核融合炉設計における熱流動に関連する異常事象解析

Analyses of accident events on thermal-hydraulics in fusion reactor design

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

Takase, Kazuyuki; Ose, Yasuo*; Akimoto, Hajime

核融合炉で真空容器内冷却材侵入事象ICE(Ingress-of-Coolant Event)及び真空境界破断事象LOVA(Loss-of-VAcuum event)が起こった場合の熱流動挙動を数値解析的に調べ、熱流動安全性に関する予測精度の向上を図った。ICE事象解析ではTRAC-PF1コードを使って国際熱核融合実験炉(ITER-FDR)の二相流解析を行い、侵入水量と圧力上昇速度の関係及びサプレッションタンクの凝縮特性と圧力上昇抑制効果の関係を明らかにした。LOVA事象解析では固気混相流解析を行って真空破断時の核融合炉内の放射化ダストの飛散挙動を解析し、破断位置と外部に放出されるダスト量の関係を初めて定量的に評価した。

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