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

Preliminary studies for applicability related to the large reactor vessel of pool-type SFR, 3; Thermal transient evaluation

近澤 佳隆  ; 久保 重信 ; 宮川 高行*; 衛藤 将生*

Chikazawa, Yoshitaka; Kubo, Shigenobu; Miyagawa, Takayuki*; Eto, Masao*

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。

Thermal transient on reactor vessel around sodium surface in a pool type reactor has been evaluated. Taking into account severe earthquake conditions, thickness of the reactor vessel is increased from the original design. Thermal transient evaluation including creep fatigue and ratchet at the sodium surface have been evaluated on that improved reactor vessel design against seismic load.