Experimental and numerical studies on heat transfer and fluid flow characteristics in a vacuum vessel of fusion reactor after the loss-of-vacuum-events occurred

真空境界破断事象後の核融合炉真空容器内の伝熱流動特性

Takase, Kazuyuki; Kunugi, Tomoaki; Seki, Yasushi

国際熱核融合実験炉(ITER)のトカマク型真空容器をスケールモデルで模擬した予備実験装置を使って、核融合炉の真空境界破断事象(LOVA)時における伝熱流動特性を定量的に調べた。実験では作動流体に空気とヘリウムガスを用い、真空容器内部を最高200 $^{circ}$ Cに加熱下条件で模擬破断口を開口して真空容器内の置換量及び温度分布の変化を測定した。この結果をもとに、LOVA時の真空容器内の置換流挙動を明らかにした。また、LOVA発生後の真空容器内の温度分布を数値解析的に評価した。解析結果は実験結果を比較的よく予測できたが、LOVA発生直後の過渡領域における数値予測は困難であった。今後は過渡時の置換流挙動を予測できる数値モデルを検討する。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Proc. of Int. Topical Meetig on Advanced Reactors Safety
巻	:	2
号	:
ページ数	:	p.1268 - 1275
発行年月	:	1997/00
発表会議名	:	1997 Annual Meeting of the Am. Nucl. Soc.
開催年月	:	1997/06
開催都市	:	America
開催国	:
キーワード	:	ITER; Tokamak; LOVA; Exchange Flows; Temperature Distributions; Experiments; Simulations

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登録番号 : B19970273
抄録集掲載番号 : 270859
論文投稿番号 : 16672

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