AbstractThe aqueous salt blanket for ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) has been examined with regards to accident safety. Source terms include tritium as well as dissolved and deposited activated corrosion products in the breeder salt solution and in the water coolant. Scenarios investigated in detail include a pipe break within a breeder module and a major loss of coolant accident (LOCA). The impact of varying the salt concentration in the breeder solution and of operating the salt at a lower pressure on the accident consequences was examined. Consequences of the pipe break were found to be dependent on the duration of flow after the break and the amount of spilled material that becomes airborne. Even with conservative assumptions, the offsite dose from this accident did not exceed the 10 rem passive safety target proposed for ITER. A preliminary estimate of the pipe break frequency indicated that this may occur as often as once per year, although there is some uncertainty in this value. Other impacts of the accident, such as reduced availability, may be unacceptable. Preliminary results for a conservative LOCA analysis indicated that the offsite dose consequences may exceed the proposed ITER target for passive safety, particularly if the tritium concentration in the breeder is as high as 30 Ci/l and if the system is operated at high pressure. Equipment damage and impact on facility mission may also be considerable. Two other scenarios, a loss of flow accident/loss of heat sink, and a recombiner failure were examined in less detail. To minimize the consequences of losing flow or losing the heat sink on the secondary side of the heat exchanger, the system should be designed to take advantage of natural circulation. A passive heat exchanger should also be employed to remove about 3% of reactor power, which arises from decay heat. Of the possible recombiner designs, liquid phase or free gas recombination appear to have the fewest safety concerns.
ITER（国際熱核融合実験炉）の水性塩ブランケットは、事故安全性の観点から検討されてきた。ソースタームには、トリチウムに加え、ブランケット溶融塩溶液中および水冷却材中に溶解・析出した腐食生成物が含まれる。詳細に調査されたシナリオには、ブランケットモジュール内の配管破断および大規模冷却材喪失事故（LOCA）が含まれる。ブランケット溶液中の塩濃度の変化と、より低い圧力での塩の運転が事故結果に及ぼす影響が検討された。配管破断の結果は、破断後の流動継続時間と、飛散して airborne となる物質量に依存することが判明した。保守的な仮定を用いても、オフサイト線量はITERに対して提案された受動的安全目標値である10レムを超えなかった。配管破断頻度の予備的推定では、この事象は年に1回程度発生する可能性があるが、この値には不確実性が存在する。事故の他の影響、例えば稼働率の低下は許容できない可能性がある。保守的なLOCA解析の予備的結果は、特にブランケット中のトリチウム濃度が30Ci/lと高く、システムが高圧で運転される場合、オフサイト線量が提案されたITERの受動的安全目標値を超える可能性があることを示した。機器の損傷および施設への影響も重大となる可能性がある。さらに、冷却材喪失・除熱喪失事故および再結合器故障の2つのシナリオが、より詳細度を下げて検討された。熱交換器の二次側における流量喪失または除熱喪失の結果を最小化するためには、システムを自然循環を活用するように設計すべきである。また、崩壊熱に起因する約3%の炉心出力を除去するために、受動的安全系の熱交換器を設置すべきである。考えられる再結合器設計のうち、液相または自由気相での再結合方式が最も安全性上の懸念が少ないと思われる。