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核融合炉真空容器破断事象(LOVA)時の置換流量計測のための可視化技術の開発と予備可視化試験の結果

Development of flow visualization technique for measurement of exchange flow rates under LOVA condition and results of the preliminary flow visualization experiment

功刀 資彰; 高瀬 和之; 小川 益郎; 柴田 光彦

Kunugi, Tomoaki; Takase, Kazuyuki; Ogawa, Masuro; Shibata, Mitsuhiko

核融合炉で真空容器破断事象(LOVA)が発生すると、真空容器内外の温度差のために破断口部に密度差駆動による置換流が形成される。この置換流は、破断口を通って容器外部から内部に流入する一方、トリチウムや放射化ダストを伴って容器内部から外部へと流出する。したがって、核融合炉の安全性の観点からこれら放射化物質を伴う置換流の流動挙動を定量的に評価することが極めて重要である。そこで、破断口部に生じる置換流量を定量的に評価する新技術を開発するため、可視化計測による評価手法の可能性を検討した。その結果、LOVA条件下では相関法が最も有効であるとの結論を得た。この結論をもとに、小型の真空容器を使って破断口部を通る置換流の可視化実験を行い、その流動挙動を観察した。また、相関法による画像解析を行って置換流の局所流速分布を求め、この値を使って平均の置換流量を算出した。可視化実験から得られた置換流量は、精密電子天秤による置換流量測定値に比較的よく一致した。本研究は、LOVA条件下における破断口部の置換流量が可視化計測によって定量的に評価できることを明らかにしたものである。

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