講演・口頭発表等

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
  • 矢田 浩基
  • ,
  • 安藤 勝訓
  • ,
  • 若井 隆純

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。

リンク情報
URL
https://jopss.jaea.go.jp/search/servlet/search?5058580