Activated dust mobilization during a Loss of Vacuum Accident (LOVA) is one of the safety concerns for the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER). Intense thermal loads in fusion devices occur during plasma disruptions, edge localized modes and vertical displacement events. They will result in macroscopic erosion of the plasma facing materials and consequent accumulation of activated dust into the ITER vacuum vessel (VV). These kinds of events can cause dust leakage outside the VV that represents a high radiological risk for the workers and the population. A small facility, Small Tank for Aerosol Removal and Dust (STARDUST), was set up at the ENEA Frascati laboratories to perform experiments concerning the dust mobilization in a volume with the initial conditions similar to those existing in ITER VV. The aim of this work was to reproduce a low pressurization rate (300 Pa s−1) LOVA event in a VV due to a small air leakage for two different positions of the leak, at the equatorial port level and at the divertor port level, in order to evaluate the influence of obstacles and walls temperature on dust resuspension during both maintenance (MC) and accident conditions (AC) (Twalls = 25 °C MC, 110 °C AC). The dusts used were tungsten (W), stainless steel 316 (SS316) and carbon (C), similar to those produced inside the vacuum chamber in a fusion reactor when the plasma facing materials vaporize due to the high energy deposition. The experimental campaign has been carried out by introducing inside STARDUST facility an obstacle to simulate the presence of objects, such as divertor. In the obstacle a slit was cut to simulate the limiter–divertor gap inside ITER VV. In this paper experimental campaign results are shown in order to investigate how the divertor and limiter–divertor gap influence dust mobilization into a VV. A two-dimensional (2D) modelling of STARDUST was made using the CFD commercial code FLUENT, in order to get a preliminary overview of the fluid dynamics behaviour during a LOVA event and to justify the mobilization data. In addition, a numerical model was developed to compare numerical results with experimental ones.
真空喪失事故（LOVA）中の放射性ダストの移動は、国際熱核融合実験炉（ITER）の安全上の懸念事項の一つである。核融合装置における強烈な熱負荷は、プラズマ崩壊、周辺局在モード、および垂直変位事象の際に発生する。これらは、プラズマ対向材料の巨視的侵食と、それに続くITER真空容器（VV）内への放射性ダストの蓄積をもたらす。この種の事象は、VV外部へのダスト漏洩を引き起こす可能性があり、作業員および住民にとって高い放射線リスクとなる。ENEAフラスカティ研究所には、ITER VV内に存在するものと類似した初期条件の容積内におけるダスト移動に関する実験を行うため、小規模施設であるSmall Tank for Aerosol Removal and Dust（STARDUST）が設置された。本研究の目的は、真空容器内への小さな空気漏洩による低加圧率（300 Pa s⁻¹）のLOVA事象を、赤道面ポートレベルとダイバータポートレベルの2つの異なる漏洩位置について再現し、保守時（MC）および事故時（AC）の条件（壁温 = 25 °C MC、110 °C AC）におけるダスト再浮遊に対する障害物と壁温の影響を評価することであった。使用されたダストは、核融合炉内でプラズマ対向材料が高エネルギー堆積により蒸発した際に生成されるものと類似した、タングステン（W）、ステンレス鋼316（SS316）、および炭素（C）であった。実験キャンペーンは、STARDUST施設内にダイバータなどの物体の存在を模擬する障害物を導入して実施された。障害物には、ITER VV内のリミター・ダイバータ間ギャップを模擬するスリットが設けられた。本論文では、ダイバータおよびリミター・ダイバータ間ギャップがVV内のダスト移動に及ぼす影響を調査するため、実験キャンペーンの結果を示す。さらに、LOVA事象中の流体力学挙動の予備的概要を得て移動データを検証するため、CFD商用コードFLUENTを用いてSTARDUSTの2次元（2D）モデリングを実施した。加えて、数値結果と実験結果を比較するための数値モデルを開発した。