図5-7 核融合炉における真空容器内冷却材侵入事象（ICE）と真空境界破断事象（LOVA） ICE：Ingress of Coolant Event LOVA：Loss of Vacuum Event

図5-8 真空容器内に冷却材が侵入した場合の圧力の上昇 　最大到達圧はこの場合約7気圧（0.1 MPaは約1気圧）。実験では侵入した水への真空容器からの熱の伝わり方、水の沸騰蒸発の過程などを詳しく調べています。

図5-9 LOVA条件下で破断口部に形成される浮力駆動型置換流の挙動 　 真空容器破断口では、外部から空気が容器内部に流入し高温の容器内部で加熱されます。容器内外の圧力が釣合うと破断口部では温度差による気体の密度の差が流れをつくって容器内部からの気体の流出が生じます（置換流）。

　

　

　原研ではITERの工学設計活動の一環として、核融合炉の主要な構成機器の一つである真空容器の工学的安全性について実験的研究を進めています。
　真空容器の内部には、第一壁やダイバータなどの直接高温のプラズマに対向する機器が設けられ、これらの除熱のための冷却配管類が無数に組み込まれます。プラズマの不安定などによって、仮に設計値を超える過大な熱が短時間にこれらの機器に局所的に集中するようなことが起こると、最悪の場合冷却管の破断に至り、高温高圧の水が真空容器内に噴出して、水の蒸発による急激な圧力上昇が真空容器の破損を引き起こす恐れがあります。その結果、トリチウムや放射化した微小ダストを含んだ気体が“置換流”として真空容器から流出するという重大な事態が想定されます（図5-7）。
　私たちは模擬装置を作って、真空容器内浸水時の水の沸騰蒸発の現象や圧力上昇の過程、さらに容器からの熱やダストの流れの振る舞いなどについて定量的に調べています。得られたデータは早速ITERの安全性解析コードの検証データとして利用されています。図5-8は真空容器内に浸水が生じた場合の容器内の圧力上昇の試験結果です。また真空容器の破損部位の違いにより、破損口部に生ずる“置換流”の振る舞いに差異があることなども明らかにしました（図5-9）。この結果を受けて、ITERの設計では真空容器破損の想定個所を上部から安全上より厳しい側部に変更しています。

参考文献

高瀬和之他、核融合熱流動安全性実験の現状、プラズマ・核融合学会誌、73 (8), 781 (1997).

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