AbstractThe bulk quantity of decay heat produced by the activated structural materials of fusion reactors is a matter of concern. In adiabatic conditions it has the potential to cause at least a partial meltdown of the reactor. Although a fusion reactor, even in conditions of total loss of coolant accident (LOCA), is not adiabatic, it will be an extremely well-insulated thermal system. Extensive studies have been performed in the frame of the ITER/CDA, DEMO, SEAFP and ITER/EDA programmes with the scope of predicting the post-accident temperature transient for the “envelope” conditions of instantaneous, total and permanent loss of every form of active cooling of the reactor. These studies included numerical calculation of the neutron fluxes and decay heat histories and consequently the simulation of the “envelope” post-accident temperature transient of the whole tokamak for as long as 3 months after the accident. A variety of design configurations, including various structural materials, breeding and shielding blankets, etc., have been simulated.The results from these studies indicated that in most cases, even under “envelope” LOCA conditions, the structural integrity of the containment would not be compromised. It also became apparent that, even in cases where the resulting temperatures were too high, slight design modifications in the regions outside the vacuum vessel were sufficient to significantly lower the post-accident temperature peaks. All these studies and analysis being done a posteriori to the design, any modifications, even if not relevant to the first wall, blanket or vacuum vessel, are not easily accepted. The present paper responds to the need for integrating the considerations on decay heat generation and passive dissipation into the design activity by identifying the factors that affect the post-accident transient temperatures and providing some general design guidelines.
核融合炉の活性化構造材料から発生する崩壊熱の総量は、懸念事項である。断熱条件下では、少なくとも炉心の部分的な溶融を引き起こす可能性がある。核融合炉は、冷却材喪失事故（LOCA）の全条件においても断熱的ではないが、極めて断熱性の高い熱システムとなるであろう。ITER/CDA、DEMO、SEAFP、およびITER/EDA計画の枠組みにおいて、炉の能動的冷却の全形態が即時的かつ恒久的に喪失するという「包絡線」条件下での事故後温度過渡現象を予測することを目的とした広範な研究が実施されてきた。これらの研究には、中性子束と崩壊熱履歴の数値計算、およびその結果としての、事故後最大3ヶ月間におけるトカマク全体の「包絡線」事故後温度過渡現象のシミュレーションが含まれていた。様々な構造材料、増殖ブランケット、遮蔽ブランケットなどを含む多様な設計構成がシミュレーションされた。これらの研究結果は、ほとんどの場合、「包絡線」LOCA条件下であっても、格納容器の構造的完全性が損なわれることはないことを示した。また、温度が高すぎる場合であっても、真空容器外側領域の設計をわずかに変更することで、事故後の温度ピークを大幅に低減できることが明らかになった。これらすべての研究と解析は設計の事後に行われたものであり、たとえ第一壁、ブランケット、または真空容器に関連しない変更であっても、そのような修正は容易には受け入れられない。本論文は、事故後過渡温度に影響を与える要因を特定し、いくつかの一般的な設計指針を提供することにより、崩壊熱の発生と受動的放熱に関する考慮事項を設計プロセスに統合するというニーズに応えるものである。