Numerical prediction of pressure rise characteristics in ITER at ingress of coolant events

冷却材侵入事象下における核融合炉内の圧力上昇特性に関する数値予測

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

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

核融合炉真空容器内冷却材侵入事象(ICE)及び真空境界破断事象(LOVA)下における熱流動特性を把握し、核融合実験炉建設のための安全性データベースに資するために、より実機形状に近い条件下の試験を目的としたICE/LOVA統合試験装置を計画している。本報告は、ICE/LOVA統合試験装置を設計するに当たって実施した予備解析の結果の一部をまとめたものである。解析にはTRAC-PF1コードを使い、ICE事象下における統合試験装置内の圧力上昇特性を数値的に予測した。本研究の結果、(1)圧力上昇は水注入ノズルの径や個数に依存する、(2)圧力上昇は真空容器の容積及び表面温度に依存する、(3)圧力上昇はダイバータ部に設けられた間隙のサイズに依存する、(4)圧力上昇は水侵入中はフラッシング蒸発、水侵入終了後は沸騰熱伝達に依存する、ことが定量的に明らかになった。ICE/LOVA統合試験装置は平成11年9月中に完成する予定であり、本装置による一連の試験はITER EDA延長期間中のタスクとして実施される。

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