Study of loss-of-coolant events in a water-cooled tokamak DEMO

水冷却トカマク原型炉の冷却材喪失事象の研究

中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 坂本 宜照; Gulden, W.*

Nakamura, Makoto; Tobita, Kenji; Someya, Yoji; Tanigawa, Hisashi; Sakamoto, Yoshiteru; Gulden, W.*

真空容器内と外における1次冷却材喪失事象に対する原型炉システムの熱水力応答特性を解析した。本研究により、水冷却原型炉における冷却材喪失事象に起因する事故シナリオ、その時定数、放射性物質の閉じ込め障壁への荷重が明らかになった。解析結果に基づき、閉じ込め障壁を脅かす荷重を低減するための方策についても提案する。

Thermohydraulic responses of the DEMO to in-vessel and ex-vessel loss of the primary coolant have been analyzed by the MELCOR code. The analyses have identified possible event sequences following such accidents, their time scales and loads to the confinement barriers of the radioactive materials. On basis of the analyses results, measures to reduce the loads challenging the confinement barrier are proposed.