Major in- and ex-vessel loss-of-coolant accidents (LOCAs) of a water-cooled tokamak fusion DEMO reactor have been analysed. Analyses have identified responses of the DEMO systems to these accidents and pressure loads to confinement barriers for radioactive materials. As for the in-VV LOCA, we analysed the multiple double-ended break of the first wall cooling pipes around the outboard toroidal circumference. As for the ex-VV LOCA, we analysed the double-ended break of the primary cooling pipe. The thermohydraulic analysis results suggest that the in- and ex-vessel LOCAs crucially threaten integrity of the primary and final confinement barriers, respectively. Mitigations of the loads to the confinement barriers are also discussed.
水冷トカマク核融合DEMO炉の容器内および容器外冷却材喪失事故（LOCA）を解析した。解析により、DEMOシステムのこれらの事故に対する応答と、放射性物質の閉じ込めバリアへの圧力負荷が明らかになった。容器内LOCAについては、外側トロイダル方向周囲における第一壁冷却管の多重破断を解析した。容器外LOCAについては、主冷却管の二重端破断を解析した。熱水力解析の結果は、容器内および容器外LOCAがそれぞれ第一の閉じ込めバリアおよび最終閉じ込めバリアの健全性に重大な脅威を与えることを示している。閉じ込めバリアへの負荷の緩和策についても議論する。