[N46-50] 苛酷事故・外部事象に関わる評価・対策2

[N46] Study on Failure Evaluation of Reactor Pressure Vessel Lower Head due to Sever Accidents

(1) Analysis Model and High Temperature Creep Test

^〇Jinya Katsuyama¹, Yoshihito Yamaguchi¹, Yoshiyuki Kaji¹, Fumihisa Nagase¹ (1.Japan Atomic Energy Agency)

Keywords:High temperature tensile, High temperature creep, Reactor pressure vessel material, Finite element analysis, Failure evaluation

原子力機構が進めている、東電福島第一原発で生じた炉心溶融に伴う圧力容器下部ヘッドの破損挙動の把握を目的とした研究において、有限要素解析による重大事故に伴う下部ヘッド破損解析の概要や、解析に必要な材料特性の取得のために整備した高温引張試験装置で得られたデータ等について報告する。