[2J15-19] ナトリウム冷却炉のポンプと原子炉容器

[2J19] タンク型SFRの大型原子炉容器に関する適用性の予備的検討

(3)耐熱評価

*近澤 佳隆¹、久保 重信¹、宮川 高之²、衛藤 将生³ (1. 原子力機構、2. 日本原電、3. MFBR)

キーワード：ナトリウム冷却高速炉、タンク型炉、熱過渡

タンク型炉の主容器液面近傍部を対象に熱応力解析を行い、耐熱性を検討した。主容器の肉厚は厳しい地震条件に対応した構造とし、スクラム時の液位変動を荷重条件に取り入れて、主容器液面近傍部のクリープ疲労損傷評価及び液面ラチェット評価を行った。