AbstractThis paper deals with the source terms due to the escape of activated corrosion products from a first wall or shielding blanket primary cooling loop of the international thermonuclear experimental reactor (ITER) machine following a loss of coolant accident (LOCA). The assessment is based on the European multi-code methodological approach set up to estimate the environmental releases of the activated corrosion/erosion products involved in accident scenarios of a fusion machine. The radioactive inventories (RIs) associated with the activation products have been estimated via the anita inventory code, using updated cross-section and decay data libraries based on EAF-3 activation data. The process source terms (PSTs) relevant to the LOCAs are estimated by considering mechanisms leading to RI mobilization (e.g. corrosion/erosion). The impact of the main operating parameters of the primary cooling loops is assessed. The FUMO codes have been used to estimate the thermal hydraulic conditions inside the containment. The PST transport and deposition in the containment are evaluated by the naua code in order to assess the released fraction from the last containment (reactor building).
本論文は、国際熱核融合実験炉（ITER）装置の第一壁または遮蔽ブランケット一次冷却ループからの冷却材喪失事故（LOCA）に続く、放射化腐食生成物の漏出に起因するソースタームに関するものである。本評価は、核融合装置の事故シナリオに関与する放射化腐食／侵食生成物の環境放出量を推定するために構築された欧州のマルチコード手法に基づくものである。放射化生成物に関連する放射性インベントリ（RI）は、EAF-3放射化データに基づく更新された断面積および崩壊データライブラリを用いて、anitaインベントリコードにより推定された。LOCAに関連するプロセスソースターム（PST）は、RIの移行（例えば、腐食／侵食）をもたらすメカニズムを考慮することにより推定される。一次冷却ループの主要な運転パラメータの影響が評価される。格納容器内の熱水力条件を推定するために、FUMOコードが使用された。格納容器内でのPSTの輸送および沈着は、最終格納容器（原子炉建屋）からの放出割合を評価するために、nauaコードにより評価される。