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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：16 パーセンタイル：73.13(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。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 柴田 光彦; 秋本 肇
第38回日本伝熱シンポジウム講演論文集, p.641 - 642, 2001/00
核融合実験炉ITER(International Thermonuclear Experimental Reactor)で真空容器内冷却材侵入事象ICE(Ingress of Coolant Event)が起きた場合の安全システムの妥当性を評価するために、ITER構成要素を約1/1600で模擬したICE統合試験装置を製作した。本報はICE統合試験装置で得られた試験結果、TRACコードによる二相流解析結果及び蒸気凝縮可視実験の結果について述べる。一連のICE統合試験結果はTRAC-PF1コードを使って十分予測可能であることを確認した。また、サプレッションタンク内での蒸気凝縮に関しては蒸気はリリーフ配管からジェット流で放出されて低温水と直接接触することによって凝縮し、大きな気泡が多数の微小気泡に分割されながら凝縮が促進されることが明らかになった。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
Fusion Engineering and Design, 51-52, p.623 - 630, 2000/11
被引用回数：1 パーセンタイル：12.08(Nuclear Science & Technology)核融合炉真空容器内冷却材侵入事象(ICE)下における2相流挙動を定量的に把握し、核融合実験炉(ITER)建設のための安全性データベースに資することを目的としたICE統合試験装置を計画している。本報はICE統合試験装置を設計するに当たって行った予備解析の結果をまとめたものである。軽水炉の安全性評価で実績のあるTRAC-PF1コードを使って数値予測を行い、ICE事象下における統合試験装置内の圧力上昇特性に関して次の結論を得た。(1)圧力上昇は水注入ノズルのサイズや個数に依存する、(2)圧力上昇は真空容器及びプラズマチェンバーの容積に依存する、(3)容器表面温度が低い場合には凝縮効果により圧力上昇は抑制される、(4)圧力上昇はダイバータ部に設けられたオリフィス状のダイバータギャップのサイズやピッチに依存する、(5)サプレッションタンク使用により圧力上昇は抑制されるが、圧力上昇抑制の度合いはリリーフ配管の直径や数量に依存する。今後は本報で示した解析体系を核融合実験炉の体系に拡張し、実機条件下でのICE事象解析を行う考えである。
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。
高瀬 和之; 功刀 資彰*; 関 泰; 秋本 肇
Nuclear Fusion, 40(3Y), p.527 - 535, 2000/03
被引用回数：11 パーセンタイル：34.93(Physics, Fluids & Plasmas)国際熱核融合実験炉(ITER)の熱流動安全性研究として、真空容器内冷却材侵入事象(ICE)及び真空境界破断事象(LOVA)下における伝熱流動特性をICE/LOVA予備実験装置を使って明らかにした。ICE予備実験では、冷却材侵入後の圧力上昇速度と温度の関係を把握するとともに、水蒸気凝縮の促進によって圧力上昇を抑制できることを原理的に実証した。一方、LOVA実験では、真空破断後に真空容器内が真空から大気圧になるまでの時間と破断面積の関係を実験的に把握した。また、破断口部に発生する置換流の定量測定結果を基に置換流に同伴される放射化ダクトの飛散分布を予測した。これらICE/LOVA予備実験の成果は核融合実験炉用熱流動安全性評価解析コードの検証に利用された。さらに、ITER工学設計活動の延長期間中に行う計画であるICE/LOVA統合試験の概要、試験項目及び試験スケジュールを示した。本試験の目的は、核融合実験炉における熱流動安全性の考え方の妥当性やICE/LOVA事象下でのシステム安全系の総合性能を実証し、核融合実験炉の安全評価に備えることである。
小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇
JAERI-Research 99-075, p.95 - 0, 2000/01
JAERI-Research-99-075.pdf:4.62MB
核融合実験炉における熱流動に関連する異常事象としては、真空容器内冷却材侵入事象(ICE: Ingress-of-Coolant Event)と真空境界破断事象(LOVA: Loss-of-Vacuum Event)が考えられる。これらICE及びLOVA事象下における熱流動特性を定量的に評価するためにICE/LOVA統合試験装置が計画されている。本研究は、ICE/LOVA統合試験装置の建設前に、ICE事象下における伝熱流動特性を軽水炉の熱流動安全性評価解析のために開発されたTRAC-PF1コードを使って数値予測した。
小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇
日本機械学会2000年度年次大会講演論文集, 1, p.609 - 610, 2000/00
核融合実験炉ITERで真空容器内に冷却材が侵入する事象(ICE事象)が起きた場合の水-蒸気二相流挙動やサプレッションタンクによる安全システムの妥当性を定量的に把握するために、著者らはコンパクトITERの大きさを約1/1600の縮尺で簡略モデル化したICE統合試験装置を制作した。本報はICE統合試験装置で得られた結果をTRAC-PF1コードを使って検証した結果について述べる。TRAC-PF1は軽水炉の安全性評価を目的として開発された熱流動解析コードであり、核融合実験炉の安全評価解析コードとしての利用が期待されている。本研究ではTRAC-PF1の予測精度を実験データをもとに明らかにするとともに今後目指す核融合実験炉用解析コードとしての改良項目等を特定化することを目的とする。一連のICE事象解析を行い、真空容器内の圧力変動やボイド率分布を数値的に十分予測できることを確認した。また、サプレッションタンク方式による圧力上昇抑制機構がICE事象時の安全システムとして有効であることを解析的に示した。今後は凝縮等の解析モデルを改良することによって計算精度の向上を図る考えである。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 鈴木 貴行*; 秋本 肇
日本機械学会山梨講演会講演論文集(000-4), p.173 - 174, 2000/00
核融合実験炉ITER(International Thermonuclear Experimental Reactor)で真空容器内冷却材侵入事象(Ingress of Coolant Event)が起きた場合の真空容器内の気液二相流挙動を数値解析的に調べ、ITER構成要素を約1/1600で模擬したICE統合試験装置の結果と比較した。解析には二相流モデルから成る3次元Navier-Stokes方程式を使用した。ICE事象発生後、水の減圧沸騰によりプラズマチャンバー内は蒸気で満たされる。その後侵入水はダイバータを通って真空容器底部に停留する。本解析ではこの一連の二相流挙動を数値的に明らかにした。また、サプレッションタンク内では蒸気凝縮によって初期水量及び水温が増加し、その結果飽和水量が上昇することを数値的に検証した。一連のICE事象解析の結果は冷却材侵入時の水-蒸気沸騰二相流挙動を数値的に十分予測できることを示した。
