核融合炉真空容器内への水侵入に伴う沸騰二相流挙動

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

第37回日本伝熱シンポジウム講演論文集, p.703 - 704, 2000/05

国際熱核融合実験炉(ITER)で真空容器内冷却材侵入事象(ICE)が発生すると水の沸騰・蒸発に伴って圧力が急上昇して容器破損を引き起こすことが考えられるため、圧力上昇を抑制するための安全系としてサプレッションタンクシステムが検討されている。これは沸騰蒸気をサプレッションタンク内で凝縮させて系統内の圧力を低下させるシステムである。本研究ではサプレッションタンクシステムの有効性をICE統合試験装置を使って実験的に確認した。ICE統合試験装置はITERの構造を約1/2000で簡略模擬した試験装置で、プラズマチャンバー、真空容器、ダイバータ、サプレッションタンク及びリリーフ配管から構成される。また、TRAC-PF1コードを使って試験データ解析を行い、解析結果は試験結果を十分予測できることを確認した。