[3G06-09] Fusion Reactor System

[3G09] TRACE Analysis on Loss of Coolant Accident of Fusion Reactor

*Shun Nukaga¹, Masahiro Furuya¹, Someya Youji², Mitsuya Kato², Yoshiteru Sakamoto² (1. Waseda Univ., 2. QST)

Keywords:Fusion, JA DEMO, LOCA, TRACE

核融合発電原型炉としてわが国では JA-DEMO の設計が進んでいる。JA-DEMO では冷却材として高温高圧水の利用が検討されているが、圧力配管に由来する冷却水喪失事故（LOCA）や、それに続く放射性物質の拡散を防止・緩和する方策の検討が必要である。そこで、本研究では冷却水の条件が類似する加圧水型軽水炉の LOCA 解析で実績が豊富なTRACE コードを利用し JA-DEMO の LOCA 時の挙動を計算した。更に、パラメータサーベイを行い機器に要求される条件を明らかにした。