高速炉の重大事故防止対策有効性評価に関する検討,3; 原子炉容器液位確保機能喪失事象評価における配管破損規模
日本原子力学会2017年春の年会
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- 開催年月日
- 2017年3月
- 記述言語
- 日本語
- 会議種別
- 開催地
- 平塚
- 国・地域
- 日本
高速炉の設計基準事故を超える2箇所目の1次冷却材漏えいによる原子炉容器液位低下に対して、液位確保策の有効性を検討するために、2箇所目漏えい時のプラント運転状態、高温疲労試験に基づく貫通亀裂長さ及びEPRIの亀裂開口変位評価法を用いて、2箇所目1次冷却材漏えいの配管破損規模を検討した。