Analysis of pressure rise in an ITER-Like Fusion reactor during in-vessel loca by a modified TRAC-PF1 code

改良TRAC-PF1コードによるITER模擬核融合炉内の真空容器内LOCA時の圧力上昇に関する解析

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

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

本研究は、真空容器内冷却材侵入事象時に核融合炉内で起こる水-蒸気二相流挙動を冷却材侵入事象統合試験装置を使って実験的に調べ、また、TRACコードを使って実験結果を数値的に検証したものである。冷却材侵入事象統合試験装置は核融合実験炉(ITER)の構成要素を約1/1600で縮小簡略モデル化しており、プラズマチャンバー、ダイバータ、真空容器、サプレッションタンク等から構成される。実験では冷却材侵入時の水の相変化挙動を可視的に観察し、プラズマチャンバーからダイバータを通って真空容器に流れ込む水と蒸気の流動挙動を定性的に明らかにした。また、ITERサプレッションシステムが冷却材侵入時の圧力上昇を有効に抑制できることを定量的に確認した。さらに、冷却材侵入時の容器内の圧力上昇、ボイド率等をTRACコードによる数値解析によって高い精度で予測できることを実験結果との比較から明らかにした。

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