Kurihara, Ryoichi; Ajima, Toshio*; Ueda, Shuzo; Seki, Yasushi
原研では、核融合炉の冷却材侵入事象(ICE)予備実験結果をもとに、軽水炉で開発されたTRAC-BF1コードをICE事象用に改良して検証を行ってきた。本論文は、ITER実機の3次元モデルを、改良したTRAC-BF1で解析し、ITER工学設計(EDA)の安全解析標準コードであるMELCOR解析結果と比較した結果等を述べる。TRAC-BF1モデルの真空容器内初期温度、注入水の質量流量等をMELCOR解析と同一にして計算した結果、TRAC-BF1で求めた最大圧力はMELCORよりも約0.04MPa高くなったが、ITERの真空容器設計耐圧0.5MPaの範囲内であることを確認した。また、3次元解析から、0.6m
の破断口は周方向4分割の内1箇所に集中させて水を注入したが、周方向4箇所にセットしたRupture Discの開口時間の差は最大3msecであり、圧力上昇挙動に影響しないことがわかった。
no abstracts in English
使用言語 |
: | English |
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掲載資料名 |
: | |
巻 |
: | 38 |
号 |
: | 7 |
ページ数 |
: | p.571 - 576 |
発行年月 |
: | 2001/07 |
キーワード |
: | TRAC-BF1; ITER; 真空容器; 冷却材侵入事象; ICE予備試験; 3次元解析モデル; MELCOR; Rupture Disc; 核融合炉安全性; 二相流解析 |
論文URL |
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論文解説記事 |
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Access |
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- Accesses |
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InCites™ |
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パーセンタイル：0.01 分野：Nuclear Science & Technology |
Altmetrics |
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