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高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1321 - 1327, 1997/00
国際熱核融合実験炉(ITER)の安全性研究として、真空容器内冷却材侵入事象(Ingress of Coolant Event)及び真空境界破断事象(Loss of Vacuum Event)下における真空容器内の圧力上昇速度等を実験的に調べた。冷却材侵入事象予備実験では、容器内温度250
C、注入水温度200Cの条件で35気圧の水を10秒間注入したところ、容器内圧力は最高7気圧まで上昇したが、ITERで計画されているサプレッションタンクを使用することにより最高到達圧を目標とする値に低減できることを実験的に確認した。今後は広範な温度条件に対してサプレッションタンクの減圧性能を調べる計画である。真空境界破断事象予備実験では、破断後に容器内が真空から大気圧になるまでの置換時間は破断口サイズが1mm径の場合には約1時間、100mm径の場合には約0.5秒になり、これら置換時間と破断口サイズの関係は対数グラフ上でほぼ整理できることがわかった。この結果から、ITERにおける真空境界破断の置換時間を推定することが可能となった。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰; 栗原 良一; 植田 脩三
Fusion Technology, 30(3(PT.2B)), p.1453 - 1458, 1996/12
核融合炉の第一壁やダイバータ等のプラズマ対向機器には、除熱のために多数の冷却水配管が組み込まれている。これら冷却水配管が何らかの理由で損傷し、配管内を流れる高温高圧水が真空容器内に噴出した場合、水が高温壁に接触して沸騰・蒸発して急激に容器内圧力が上昇することが考えられる。もし真空容器内圧力が安全装置(ラプチャーディスク)の動作時間よりも速く真空容器の耐圧値に達するならば、最悪事態として真空容器が破損することが考えられる。そこで、核融合炉の真空容器を模擬した予備実験装置を使って、真空容器内冷却材侵入事象(ICE)時の熱流動挙動を定量的に調べた。実験条件は、容器内真空度10Torr以上、容器内壁温度150~250C、高温高圧水の温度80C及び圧力3.5MPaである。その結果、圧力上昇速度は侵入水量に依存するものの、本実験の範囲では0.05MPa/s以下であり安全装置の動作時間を十分確保できることが分かった。また、水衝突面の温度分布から噴出水の衝突面上の影響範囲と噴出水量との関係を明らかにした。さらに、一次元の2相流計算の結果、ICE時の容器内圧力変動は数値的に予測できることを示した。