AbstractFor a number of years, the world fusion safety community has been involved in benchmarking their safety analyses codes against experiment data to support regulatory approval of a next step fusion device. This paper discusses the benchmarking of two prominent fusion safety thermal-hydraulic computer codes. The MELCOR code was developed in the US for fission severe accident safety analyses and has been modified for fusion safety analyses. The ATHENA code is a multifluid version of the US-developed RELAP5 code that is also widely used for fusion safety analyses. The ENEA Fusion Division uses ATHENA in conjunction with the INTRA code for its safety analyses. The INTRA code was developed in Germany and predicts containment building pressures, temperatures and fluid flow. ENEA employs the French-developed ISAS system to couple ATHENA and INTRA. This paper provides a brief introduction of the MELCOR and ATHENA–INTRA codes and presents their modeling results for the following breaches of a water cooling line into the tokamak vacuum vessel, (1) water injection in vacuum with condensation of the flashed steam and (2) water injection in vacuum. The modeling predictions are compared with experimental results from the ingress-of-coolant event (ICE) facility in Japan. It is observed that the codes’ predictions exhibit good agreement with the experiment data, which suggests that the codes include the proper physical mechanisms associated with the chosen accident scenarios. It is thereby concluded that either of the codes can be used to model the defined transient.
数年にわたり、世界の核融合安全コミュニティは、次世代核融合装置の規制承認を支援するため、実験データに対する安全解析コードのベンチマーキングに携わってきた。本論文では、2つの主要な核融合安全熱水力計算コードのベンチマーキングについて論じる。MELCORコードは、米国で核分裂シビアアクシデント安全解析用に開発され、核融合安全解析用に修正されたものである。ATHENAコードは、米国で開発されたRELAP5コードの多流体版であり、核融合安全解析にも広く使用されている。ENEA核融合部門は、安全解析にATHENAコードをINTRAコードと併用している。INTRAコードはドイツで開発され、格納容器圧力、温度、流体流動を予測する。ENEAは、フランスで開発されたISASシステムを用いてATHENAとINTRAを結合している。本論文では、MELCORおよびATHENA–INTRAコードの簡単な紹介を行い、以下のトカマク真空容器への水冷却管破断事象に対するそれらのモデリング結果を示す：(1) フラッシュ蒸気の凝縮を伴う真空中への水注入、および(2) 真空中への水注入。モデリング予測は、日本の冷却材侵入事象（ICE）施設における実験結果と比較される。コードの予測は実験データと良好な一致を示すことが観察され、これはコードが選択された事故シナリオに関連する適切な物理メカニズムを含んでいることを示唆する。これにより、いずれのコードも定義された過渡事象のモデリングに使用できると結論付けられる。