2016 Annual Meeting

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Oral Presentation

III. Fission Energy Engineering » 306-1. Nuclear Safety Engineering, Nuclear Installation Safety, PSA

[3P07-10] Safety evaluations for a fast reactor 5

Mon. Mar 28, 2016 11:00 AM - 12:00 PM Room P (Lecture Rooms C C200)

Chair: Yasushi Okano (JAEA)

11:45 AM - 12:00 PM

[3P10] Development of Estimation Technology for Availability of Measure for Failure of Containment Vessel in Sodium Cooled Fast Reactor

(12)Test and Finite Element Analysis of Bellows and Head Plate Structures for CV Structural Integrity Assessment

*Kazuyuki Tsukimori1, Masanori Ando1, Hiroki Yada1, Yoshinari Anoda2, Masakazu Ichimiya2, Masayoshi Uno2 (1.JAEA, 2.University of Fukui)

Keywords:Structural Integrity, CV, FBR, bellows, head plate

格納容器(CV)の限界圧力の検討の観点より、CVバウンダリ構成機器において相対的に限界圧力が小さいと考えられるCV貫通部配管ベローズに対して破損様式の検証と限界圧力の評価法の開発を目的とした試験および解析を実施した。また、アクシデントマネジメントの検討の観点から,CV内の1次冷却材バウンダリとして最も薄肉構造である中間熱交換器のカバーガスバウンダリベローズおよび1次系と2次系の冷却材のバウンダリでCVバウンダリの構成部位となる中間熱交換器の下部鏡板構造について破損様式の検証と限界圧力の評価法の開発を目的とした試験および解析を実施した。