核融合実験炉のEx-LOCA時のダイバータタングステン温度評価とLOVA時の黒鉛腐食量評価

Evaluation of tungsten temperature of divertor during Ex-LOCA and evaluation of corrosion depth of graphite during LOCA in fusion experimental reactor

小川 益郎; 高津 英幸; 飯田 浩正; 関 泰

Ogawa, Masuro; Takatsu, Hideyuki; Iida, Hiromasa; Seki, Yasushi

本報告では、核融合実験炉において、Ex-LOCA(External loss of coolant accident:真空容器外冷却材喪失事故)時のダイバータのタングステン温度に関する熱伝導解析について述べる。ITER(International Thermonuclear Engineering Reactor)のCDA(Conceptual design activity)において、本温度評価結果と他参加国の結果が合わせて検討され、最悪のケースを予測するためのレファレンスの最高温度として、700100Cが選択された。また、LOVA(Loss of vaccum accident)時における第一壁のアーマ材である黒鉛の腐食量評価についても述べる。真空容器内一杯分の大気による黒鉛腐食量、腐食時間、発熱量、一酸化炭素発生量を計算した。その結果、新鮮な大気が真空容器内に侵入し続けなければ、いずれの量も大きな問題ではないことがわかった。

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