Ohira, Shigeru; Suzuki, Takumi; not registered; Nishi, Masataka
ITERをはじめ従来の核融合炉におけるトリチウム輸送に適用できる大きな容量を持ち、しかも取り扱い等の観点から小型化されたトリチウム輸送容器の設計が初めてなされた。この設計された輸送容器がIAEAの定めるBU型輸送容器の基準を満たすかどうかを確認するために、想定すべき事故条件下での構造解析及び熱解析が行われてきた。9m落下における状態下での構造解析がVDM法により、800
C、30分の火災の状態下での熱解析がABAQUSコードを使用してそれぞれ行われ、いずれの解析においてもBU型輸送容器が満足すべき条件を満たした。また、これらの解析に加え設計想定外事象として6000mの深海に輸送容器が沈んだ時の状態における密封境界を構成している一次容器の構造健全性及びトリチウム取り出しのためのグローブボックスとの取り合い並びに操作手順についても検討した。
no abstracts in English
使用言語 |
: | English |
|---|---|---|
掲載資料名 |
: | |
巻 |
: | 45 |
号 |
: | 2 |
ページ数 |
: | p.187 - 195 |
発行年月 |
: | 1999/00 |
キーワード |
: |
論文URL |
: |
|
|---|---|---|
論文解説記事 |
: |
Access |
: |
- Accesses |
|---|---|---|
InCites™ |
: |
パーセンタイル：28.67 分野：Nuclear Science & Technology |
Altmetrics |
: |
[CLARIVATE ANALYTICS], [WEB OF SCIENCE], [HIGHLY CITED PAPER & CUP LOGO] and [HOT PAPER & FIRE LOGO] are trademarks of Clarivate Analytics, and/or its affiliated company or companies, and used herein by permission and/or license.
