[1M04-07] Tritium behavior and its containment

[1M07] Integrity of the vacuum vessel as a primary confinement barrier of a fusion DEMO reactor studied in the BA

*Makoto Nakamura¹, Youji Someya¹, Kazuhito Watanabe¹, Kenji Tobita¹ (1.National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology)

Keywords:Fusion DEMO reactor, Safety, Vacuum vessel, Confinement barrier for radioactive materials, In-vessel loss-of-coolant accident, Loss of decay heat removal

核融合炉において真空容器内冷却水侵入が起こると真空容器は加圧され、炉内機器の崩壊熱除熱喪失が起こると真空容器は加熱される。真空容器は真空容器内の放射性物質を閉じ込める第１障壁であるので、これらの事象に対する真空容器の健全性の確保が求められる。本研究の目的は、上記の事象に対する真空容器の健全性を明らかにし、放射性物質の閉じ込め方策を提示することである。
本研究では事故時熱水力解析コードMELCORを用いて真空容器内冷却水侵入(in-VV LOCA)と炉内機器崩壊熱除熱喪失それぞれに対する真空容器の熱水力応答を解析し、真空容器内圧や真空容器シェル温度の過渡変化を評価した。
講演では崩壊熱除熱喪失事象やin-VV LOCAに対するVVの健全性を議論する。