Thermal-hydraulic characteristics in a tokamak vacuum vessel of fusion reactor after transient events occurred

過渡事象発生後における核融合炉のトカマク型真空容器内の熱流動特性

Takase, Kazuyuki; Kunugi, Tomoaki; Seki, Yasushi

国際熱核融合実験炉(ITER)の安全性研究として、真空容器内冷却材侵入事象(Ingress of Coolant Event)及び真空境界破断事象(Loss of Vacuum Event)下における真空容器内の圧力上昇速度等を実験的に調べた。冷却材侵入事象予備実験では、容器内温度250 $^{circ}$ C、注入水温度200 $^{circ}$ Cの条件で35気圧の水を10秒間注入したところ、容器内圧力は最高7気圧まで上昇したが、ITERで計画されているサプレッションタンクを使用することにより最高到達圧を目標とする値に低減できることを実験的に確認した。今後は広範な温度条件に対してサプレッションタンクの減圧性能を調べる計画である。真空境界破断事象予備実験では、破断後に容器内が真空から大気圧になるまでの置換時間は破断口サイズが1mm径の場合には約1時間、100mm径の場合には約0.5秒になり、これら置換時間と破断口サイズの関係は対数グラフ上でほぼ整理できることがわかった。この結果から、ITERにおける真空境界破断の置換時間を推定することが可能となった。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8)
巻	:	3
号	:
ページ数	:	p.1321 - 1327
発行年月	:	1997/00
発表会議名	:	8th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8)
開催年月	:	1997/10
開催都市	:	京都
開催国	:
キーワード	:	国際熱核融合実験炉; 冷却材侵入事象; 真空境界破断事象; 圧力上昇速度; サプレッションタンク; 減圧効果; 置換時間; 破断口サイズ

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登録番号 : B19970616
抄録集掲載番号 : 250947
論文投稿番号 : 15094

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