[2M19-23] 高速炉の安全評価3

[2M21] 高速炉の重大事故防止対策有効性評価に関する検討

(3)原子炉容器液位確保機能喪失事象評価における配管破損規模

*矢田 浩基¹、安藤 勝訓¹、若井 隆純¹ (1. 原子力機構)

キーワード：高速炉、設計基準外事故、亀裂、1次冷却材漏えい、エルボ疲労試験

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。