核融合熱流動安全性実験の現状

高瀬 和之; 功刀 資彰

プラズマ・核融合学会誌, 73(8), p.781 - 785, 1997/08

https://ci.nii.ac.jp/naid/110003826910

核融合炉の真空容器内冷却材侵入事象ICE(Ingress of Coolant Event)及び真空境界破断事象LOVA(Loss of Vacuum Event)に関する予備実験を、国際熱核融合実験炉ITERのタスクとして1995年2月より3年間の予定で行っている。ICE予備実験は、核融合炉プラズマ対向機器内の冷却配管が破損して高温高圧水が真空容器中に噴出した場合の容器内の圧力上昇挙動、沸騰熱伝達特性等を調べる実験である。一方、LOVA予備実験は、真空容器貫通部分等が破損して真空境界が壊れた際に破断部分に生ずる密度差駆動型置換流の熱流動特性を調べる実験である。現在までに、ICE予備実験では系統内の減圧サプレッションタンクが有効に作用することを実験的に確認した。また、LOVA予備実験では破断位置と置換流量の関係を定量的に明らかにした。これらの実験結果は、ITERの熱流動安全性評価に用いられている解析コード(MELCOR,INTRA,TRAC等)の検証データとして利用されている。本報では、ICE及びLOVA予備実験の現状について解説的に報告する。