山本 智彦 
; 加藤 篤志 ; 近澤 佳隆 
; 大矢 武明*; 岩崎 幹典*; 秋山 洋*
Yamamoto, Tomohiko; Kato, Atsushi; Chikazawa, Yoshitaka; Oya, Takeaki*; Iwasaki, Mikinori*; Akiyama, Yo*
研究開発中のNa冷却高速炉には原子炉格納容器として鋼板コンクリート製格納容器SCCVの採用を検討している。本発表では、安全設計クライテリアの構築に資するために、格納容器バウンダリを破損させる可能性のある仮想的なNa漏えいを想定し、SCCVの解析評価について報告する。
Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) is planning to adopt the steel-plate reinforced concrete containment vessel (SCCV). This presentation is the structural integrity and boundary evaluation of SCCV in the hypothetical sodium leakage for construction of safety design criteria (SDC).
使用言語 |
: | Japanese |
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: | 2012/09 |
開催都市 |
: | 東広島 |
開催国 |
: | 日本 |
キーワード |
: | no keyword |
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