[2G01-04] Sodium-cooled fast reactor 1

9:30 AM - 9:45 AM JST(12:30 AM - 12:45 AM UTC)

[2G01] Development of an innovative small sodium-cooled fast reactor(18) Evaluation for reactor and containment vessel integrity during RVACS independent heat removal

*Keita Endo¹, Takashi Abe¹, Kazuhiro Fujimata¹, Masaaki Hayashi¹, Hirotaka Nakahara¹ (1. HGNE)

Keywords:

SFR,RVACS,Natural Circulation,CFD,STAR-CCM+

RVACS（Reactor Vessel Auxiliary Cooling System）は原子炉容器から自然循環空冷の受動的な崩壊熱除去系である。RVACS単独での崩壊熱除去時の容器の発生熱応力を評価し、原子炉容器のクリープ損傷が過大とならないこと、また格納容器側の最大応力は許容値以下であることを確認した。これより、RVACS単独除熱時でも容器健全性は維持され、崩壊熱除去が可能であることを確認した。