[2O16-20] Design and Demand of Advanced Reactor

[2O17] Fragility Evaluation of the Reactor Vessel of Fast Reactor using Inelastic Analysis

*Masatoshi Kameyama¹, Takayuki Miyagawa¹, Shigenobu Kubo², Tetsuji Suzuno³, Tsuyoshi Fukasawa³ (1. JAPC, 2. JAEA, 3. MFBR)

Keywords:fast reactor, reactor vessel, fragility evaluation, buckling

ナトリウム冷却高速炉（SFR）の原子炉容器を対象に、非弾性解析により作成した原子炉容器円筒胴の骨格曲線を用いて、基準地震動を上回る地震荷重による破損モードとして、座屈損傷後の疲労破損を着目した評価を行い、そのフラジリティ評価により入力地震動に対する原子炉容器の破損確率を提示した。