[2M19-23] Safety Evaluation on Fast Reactor 3

[2M21] Study on effectiveness evaluations of countermeasures against severe accidents in fast reactor

(3)Proposal of an assumed leak size in piping under the LORL event

*Hiroki Yada¹, Masanori Ando¹, Takashi Wakai¹ (1. JAEA)

Keywords:Fast Reactor, Beyond design basis events, Cracks, Primary Coolant leakage, Fatigue tests of elbow specimens

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。