Progress in thermohydraulic analysis of accident scenarios of a water-cooled fusion DEMO reactor

水冷却方式核融合原型炉の事故シナリオ熱水力解析における進展

中村 誠; 渡邊 和仁; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*; 浅野 和仁*; 功刀 資彰*; 横峯 健彦*; Gulden, W.*

Nakamura, Makoto; Watanabe, Kazuhito; Tobita, Kenji; Someya, Yoji; Tanigawa, Hisashi; Uto, Hiroyasu; Sakamoto, Yoshiteru; Araki, Takao*; Asano, Shiro*; Asano, Kazuhito*; Kunugi, Tomoaki*; Yokomine, Takehiko*; Gulden, W.*

水冷却方式の核融合原型炉の事象シナリオ解析についての最近の進展を報告する。とりわけ(1)第1壁冷却管の複数破断による真空容器内冷却材喪失事象(in-VV LOCA)、(2)1次冷却管ギロチン破断による真空容器外冷却材喪失事象(ex-VV LOCA)、(3)ブランケット内冷却材喪失事象(in-box LOCA)、(4)真空喪失事象(LOVA)を研究した。本研究により、これらの事象に対する原型炉システムの過渡応答特性と放射性物質閉じ込め障壁への圧力荷重が明らかになった。この解析結果に基づき、各事象に対する放射性物質(トリチウム, 放射化ダスト)の閉じ込め方策を検討した。

We report recent progress in thermohydraulic analysis of several types of accidents of a water-cooled fusion DEMO reactor. We particularly studied (1) in-vessel (in-VV) loss-of-coolant accident (LOCA) of the first wall (FW) cooling pipes, (2) ex-vessel (ex-VV) LOCA of the primary cooling system, (3) LOCA in blanket modules (in-box LOCA) and (4) loss-of-vacuum accident (LOVA). The analysis identified transient responses of safety-class or safety-important reactor components and structures of the DEMO to these accidents. The pressure loads to the barriers confining radioactive materials were also evaluated. On a basis of these analysis results, strategies to confine the radioactive materials, i.e. tritium and activated tungsten dust, against these accidents were assessed.