2016年秋の大会

講演情報

一般セッション

V. 核融合工学 » 501-3 トリチウム工学(燃料回収・精製,計測,同位体効果,安全取扱い)

[1M04-07] トリチウム挙動とその閉じ込め

2016年9月7日(水) 10:50 〜 11:55 M会場 (久留米シティプラザ 大会議室3)

座長:深田 智(九大)

11:35 〜 11:50

[1M07] BA原型炉における放射性物質閉じ込め障壁としての真空容器の健全性

*中村 誠1、染谷 洋二1、渡邊 和仁1、飛田 健次1 (1.量子科学技術研究開発機構)

キーワード:核融合原型炉、安全性、真空容器、放射性物質閉じ込め障壁、冷却水侵入、崩壊熱除熱喪失

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。