改良TRAC-BF1コードによる真空容器内冷却材侵入事象の解析

Analysis for ingress of coolant event in vacuum vessel using modified TRAC-BF1 code

Ajima, Toshio*; Kurihara, Ryoichi; Seki, Yasushi

核融合炉における真空容器内冷却材侵入事象(ICE)解析のための原子炉過渡解析コード(TRAC-BF1)の改良及び整備を行った。前報で報告した改良TRAC-BF1コードをベースに、VESSELコンポーネントの平面部構造材モデルに複数のメッシュ分割とメッシュ毎の材質指定を可能とすることで、メッシュ分割の一部に内部発熱を考慮できるようにした。また、真空に近い低圧条件で解析できるように、TRAC-BF1コードにおける蒸気表の適用範囲等を調査し、コードの改良を試みた。本報告書は、これらTRAC-BF1コードの追加改良項目の概要、ICE実験データを用いた評価結果、及び核融合炉実機データを用いた評価結果についてまとめたものである。

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使用言語	:	Japanese
報告書番号	:	JAERI-Data/Code 99-040
ページ数	:	84 Pages
発行年月	:	1999/08
特許データ	:
PDF	:	JAERI-Data-Code-99-040.pdf:2.75MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-data-code-99-040
キーワード	:	真空容器; 冷却管破損; ICE; TRAC-BF1; ITER; 核融合炉; 安全解析
使用施設	:
広報プレスリリース	:
論文解説記事 (成果普及情報誌)	:
受委託・共同研究相手機関	:
他機関報告書番号	:

Access	:	- Accesses
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登録番号 : D19990040
抄録集掲載番号 : 271044

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