[1F01-08] Safety evaluations for a fast reactor 1

[1F07] Study on In-Vessel Retention (IVR) of Unprotected Accident for Fast Reactor

(7)Confirmation of Structural Integrity Evaluation Methodology for PAMR/PAHR phase in ULOF

＊Takashi Onizawa¹, Shoichi Kato¹, Masanori Ando¹, Yusaku Wada¹, Kazuyuki Tsukimori¹ (1.JAEA)

Keywords:Fast reactor, Anticipated Transient without Scram(ATWS), Unprotected loss of flow (ULOF), In-vessel retention (IVR), Post-accident material-relocation/Post-accident heat-removal (PAMR/PAHR) phase, Creep

ULOF事象では、溶融燃料が制御棒案内管を通して低圧プレナム（LPP）に流出するが、LPPで冷却されることで事象が収束し、IVRが成立する。本報告は、上記評価におけるLPPの構造健全性評価の妥当性として、LPP構造のクリープ変形・破壊を考慮した構造評価モデルの概要説明および構造評価に使用したクリープ特性式の策定について述べる。設計で使用したクリープ特性式の適用温度範囲は800℃までであり、本評価に適用できるクリープ特性式はなかった。このため、最高1300℃までの超高温クリープ試験を実施し、取得したデータに基づく検討により、最高1000℃まで適用可能なクリープ特性式を策定した。