核融合炉内への水侵入挙動とダイバータ部の圧力損失

Water ingress behavior into fusion reactors and pressure drop characteristics at divertors

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

Takase, Kazuyuki; Ose, Yasuo*; Akimoto, Hajime

本報は、核融合実験炉で冷却材侵入事象(ICE)を生じた場合の沸騰二相流挙動よ及ぼすダイバータスリットの影響について、安全性評価解析コードTRAC-PF1によって数値予測した結果をICE統合試験装置を使って検証したものである。一連のICE事象解析を行い、次の結果を得た。(1)3次元解析により、プラズマチャンバー及び真空容器内の水-蒸気二相流挙動、並びにダイバータ部のスリット数が二相流挙動に及ぼす影響を数値的に明らかにした。(2)数値予測した水噴出時の衝突噴流熱伝達率は約10,000W/mK、衝突面以外の熱伝達率は500K/mK以下である。また、蓄積した水のプール沸騰熱伝達率は、10,000K/mK以上である。(3)プラズマチャンバー内の圧力上昇はダイバータ部のスリット数に大きく依存する。(4)スリット数が1,4及び12の場合のダイバータ部の圧力損失の試験結果に対して13-16%の誤差で数値予測が可能である。(5)ダイバータ部の圧力損失の最高値Dpとスリット数Nの関係はDp=283.12Nで良く整理できる。

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