核融合炉熱流動安全性における混相流問題

Multiphase flow problems on thermofluid safety for fusion reactors

高瀬 和之

Takase, Kazuyuki

本論文は日本混相流学会から依頼された解説記事である。日本原子力研究所では、国際熱核融合実験炉ITER(International Thermonuclear Experimental Reactor)のための熱流動安全性研究として、真空容器内冷却材侵入事象ICE(Ingress of Coolant Event),真空境界破断事象LOVA(Loss of VAcuum event)等に関する実験的,解析的研究を行っている。これらの事象を混相流問題として考えると、ICEの研究は真空下における水の沸騰,蒸発に伴う相変化挙動を解明することであり、LOVAの研究は真空境界破断後の放射化ダストの移動量を定量的に把握することである。本報では、核融合炉熱流動安全性における混相流問題の中でICEやLOVAに関する研究の成果について述べる。また、ITERで検討されている圧力抑制タンク内での蒸気の直接接触凝縮やICEに伴って事象の進展が考えられる真空容器内での高温蒸気と黒鉛等に代表されるプラズマ対向壁構成材との化学反応に関する研究成果についても言及する。

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