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[2B11]Study on In-Vessel retention (IVR) of Unprotected Accident for Fast Reactor(10)Evaluation of discharge amount of core fuel for Transition Phase in ULOF
*Hirotaka Tagami1, Yoshiharu Tobita1 (1. Japan Atomic Energy Agency)
Keywords:
Fast reactor,ATWS,ULOF,Transition Phase,SIMMER code
高速炉の代表的な炉停止失敗事象である流量喪失時炉停止失敗事象（ULOF: Unprotected Loss Of Flow）の遷移過程では、炉心からの燃料流出量の評価を通じて後続過程である再配置・冷却過程の初期状態を定義する必要がある。本稿では燃料流出に対する不確かさを検討し、評価した結果について報告する。