Design basis accidents are investigated continuously for the European DEMO reactor accompanying its development. One selected postulated initial event (PIE) is a loss of vacuum (LOVA) in vacuum vessel (VV) with large ingress of air induced by rupture in a VV penetration. It has been investigated for the helium cooled pebble bed (HCPB) blanket concept according to the DEMO baseline 2017. The associated primary heat transfer system (PHTS) and the related systems in the tokamak building, from the VV to the PHTS vault and galleries, are considered for the investigation. The LOVA is postulated to occur at a port seal of the electron cyclotron equatorial port plug on the side of the closure plate with (i) a small leak of 1.0 × 10−3 m2, or (ii) a large break size of 1.0 × 10−2 m2. Air ingress from one port cell into the VV leads to the VV pressurization and the fusion power termination followed by an unmitigated plasma disruption. A loss of off-site power for 32 h is assumed to coincide with the disruption. An in-vessel loss of coolant accident (LOCA) is considered as a consequence if the affected first wall (FW) reaches the defined temperature of 1000 °C. The radioactive inventories in the VV (tritium, W-dust) can mobilize towards the VVPSS, the affected systems in the building and the environment due to pressurization, venting and leak conditions. MELCOR 1.8.6 for fusion is applied for this deterministic safety analysis. The resulting releases of radioactivity to the environment are then provided for dose calculation using the computer systems UFOTRI and COSYMA. Outcomes of this LOVA analysis are critically discussed: the transient evolutions of different cases are compared; hydrogen production is detected in case of aggravating FW failure; the source terms (tritium, W-dust) are transported to the connected systems; and the dose results from the environmental releases are provided.
設計基準事故は、欧州DEMO炉の開発に伴い継続的に調査されている。選択された仮想初期事象(PIE)の1つは、真空容器(VV)貫通部の破断によって誘発される大量の空気侵入を伴う真空容器(VV)内の真空喪失(LOVA)である。これは、DEMOベースライン2017に従ったヘリウム冷却ペブルベッド(HCPB)ブランケット概念について調査されている。関連する一次熱輸送系(PHTS)およびトカマク建屋内の関連システム、VVからPHTSボールトおよびギャラリーまでが調査対象とされている。LOVAは、閉鎖板側の電子サイクロトロン赤道ポートプラグのポートシールにおいて、(i) 1.0 × 10−3 m2の小漏洩、または(ii) 1.0 × 10−2 m2の大破断サイズで発生すると仮定されている。1つのポートセルからVVへの空気侵入は、VVの加圧と核融合出力の停止をもたらし、その後、緩和されないプラズマディスラプションが発生する。32 hの所外電源喪失がディスラプションと同時に発生すると仮定されている。影響を受けた第一壁(FW)が定義された温度1000 °Cに達した場合、容器内冷却材喪失事故(LOCA)が結果として考慮される。VV内の放射性インベントリ(トリチウム、Wダスト)は、加圧、ベント、漏洩条件により、VVPSS、建屋内の影響を受けたシステム、および環境に向かって移動する可能性がある。この決定論的安全解析には、核融合用MELCOR 1.8.6が適用されている。環境への放射性物質の放出結果は、コンピュータシステムUFOTRIおよびCOSYMAを用いた線量計算のために提供される。このLOVA解析の結果は批判的に考察される: 異なるケースの過渡変化が比較され、増悪するFW破損の場合には水素生成が検出され、ソースターム(トリチウム、Wダスト)は接続されたシステムへ輸送され、環境放出による線量結果が提供される。