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岩井 保則; 林 巧; 小林 和容; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.523 - 535, 2001/04
被引用回数：19 パーセンタイル：76.64(Nuclear Science & Technology)トリチウム取り扱い施設において建家内へのトリチウム漏洩事象が起こった場合のトリチウム拡散、除去挙動及びトリチウム閉込に関する系統的データ取得を目的としたトリチウム放出実験を実施した。漏洩直後の初期の挙動は漏洩挙動に大きく依存するため、本研究では滞留時間分布関数を用いた漏洩挙動の評価を行った。三次元低レイノルズ乱流評価にはLaunder-Shermaモデルを用いた。初期の挙動に関し、流れが強い壁際と微小な中央の2か所から漏洩実験を行ったが、濃度が均一になるまでに要する時間、均一時の濃度ともに解析結果と実験結果は精度良く一致した。トリチウム除去挙動の検討では壁の残留トリチウム汚染が換気流量、総水蒸気圧とトリチウム蒸気圧の相関を見いだし新たに評価モデルを構築した。評価結果は複数の実験条件の異なる実験結果と精度よく一致し、本モデルの有効性を確認した。
高瀬 和之
Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.605 - 615, 2001/04
被引用回数：13 パーセンタイル：65.58(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉で真空境界破断事象(LOVA)が起きた場合の空気侵入挙動、放射化ダストの飛散挙動及び均圧後に発生する置換流挙動を高精度で予測するための熱流動解析コードを開発し、コンパクトITERの寸法諸元を模擬した体系下でLOVA解析を実施した。本解析コードは圧縮性流体の連続式、運動量式、エネルギー式と気体の状態方程式、ダスト粒子の運動方程式、置換質量計算式等から構成され、3次元解析が可能である。特にLOVA発生後のITER内での流れの非定常さや層流から乱流への遷移挙動を模擬するための乱流モデルを提案し、乱流自然対流の解析を可能とした。ITERではLOVA発生後に真空容器内に停滞するダストの100%が容器外部に流出すると想定しているが、本解析結果は容器外部への流出ダスト量は十分な時間経過後でも10%未満であることを定量的に示した。
高瀬 和之; 秋本 肇; Torilski, L. N.*
Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.593 - 603, 2001/04
被引用回数：20 パーセンタイル：77.76(Nuclear Science & Technology)核融合炉真空容器内冷却材侵入事象(ICE)時における2相流挙動の定量的把握及び核融合実験炉(ITER)安全システムの妥当性評価を目的としてICE統合試験装置が建設された。本報はICE統合試験装置による圧力上昇実験の結果をまとめたものである。ICE統合試験装置はコンパクトITERを約1/1600のスケール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成り、ITERで想定する最大ICE条件の温度、圧力、流量等を模擬できる。容器温度230
、侵入水温度150の条件で侵入水量を変えた実験を行った結果、ITERのサプレッションタンクシステムはICE時の圧力上昇を抑制するために十分効果的であることがわかった。また、TRACコードを使って実験解析を行い、実験結果を数値的に十分予測できる高い見通しが得られた。
大平 茂; 多田 栄介; 羽田 一彦; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 鶴 大悟; 石田 敏勝*; et al.
Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.515 - 522, 2001/04
被引用回数：3 パーセンタイル：26.13(Nuclear Science & Technology)原研で開始されている、ITERの安全設計検討、建設のための設計の具体化、設計基準の整備のための検討の現状及びITERの安全に関するR&Dについて概説する。ITERの安全設計と技術的に考慮すべき要件の検討の過程で考慮されるべき重要な要素として、固有の安全性及び高いレベルの受動的安全性があげられる。これらの安全上の特徴により、基本的に異常の事故への拡大は特別の対処なしに防止可能であり、気密性を持った一次閉じ込め系とこれを取り囲むコンファイメント施設とによりITERの安全確保が可能であることについて述べる。ITERに特徴的な機器の構造設計基準や日本への立地の際に必要とされる免震設計の基準確立のための委員会における検討状況や、原研において進められている、トリチウム閉じ込め、免震構造設計、ICE/LOVA事象等にかかわるITERの安全性に関するR&Dについても報告する。
林 巧; 奥野 健二
Journal of Fusion Energy, 12(1-2), p.21 - 25, 1993/00
被引用回数：3 パーセンタイル：37.46(Nuclear Science & Technology)原研・トリチウムプロセス研究棟は、核融合炉のためのトリチウムプロセス技術開発及びトリチウム安全取扱技術開発を行うためにグラムレベルのトリチウムが使用できる日本唯一の施設である。現在のトリチウムインベントリーは13g。使用許可量は最高60gである。1988年よりグラムレベルのトリチウム使用実験を開始し、この5年間、全取扱い量(循環使用)は約1kgオーダー。スタックからのトリチウム放出量は1Ci以下に制御してきた。このようにトリチウムプロセス研究棟における安全設備は十分有効に機能してきたが、実際のDT核融合炉に向けてより完全なトリチウム安全工学の確立のため、当研究室では主な安全技術開発課題を(1)コンパクトトリチウム格納除去設備,(2)信頼性の高いトリチウム計量管理,(3)新しいトリチウム廃棄物処理技術,(4)トリチウムの室内放出挙動等の関連研究にしぼって進めている。
