核融合実験炉冷却系安全性解析

Preliminary Safety Analysis of the Reactor Cooling System for Tokamak Experimental Fusion Reactor

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トカマク型核融合実験炉冷却系に関する安全性解析の予備設計を行なった。本安全解析での主な目的は、トリチウムの通常時および事故時の環境放出量の評価とそれに関する漏洩トリチウム処理、格納方式の選定である。本報告書の内容は、第1章では真空容器内の冷却配管破断事故解析として真空容器内各部圧力、温度挙動、クライオ部トリチウム挙動等を示し、第2章では主冷却系からのトリチウム放出量の評価及びトリチウム放出低減用防護対策の検討を示した。

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使用言語	:	Japanese
報告書番号	:	JAERI-M 7772
ページ数	:	109 Pages
発行年月	:	1978/08
特許データ	:
PDF	:	JAERI-M-7772.pdf:2.88MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-m-7772
キーワード	:	核融合; 冷却系; 設計研究; 安全性解析; 配管破断; トリチウム挙動; トリチウム技術と格納系
使用施設	:
広報プレスリリース	:
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他機関報告書番号	:

Access	:	- Accesses
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登録番号 : M007772
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