HOME
03-5297-3081ANSYS Convergence 2014 発表事例論文過酷事故時の原子炉圧力容器下部ヘッドの破損挙動解析
発表団体名
日本原子力研究開発機構
発表事例論文要約
東京電力福島第一原子力発電所における過酷事故進展及び炉内状況の推定に役立てることを目的として、溶融燃料の落下に伴う原子炉圧力容器下部ヘッドの破損挙動を評価するための研究を進めている。 本講演では、解析に必要な原子炉圧力容器構成材料の高温引張・クリープデータ等の材料特性データや熱流動解析及び熱流動・構造連成解析に用いる下部ヘッド詳細解析モデルについて説明するとともに、種々の事故シナリオにおける熱流動・構造連成解析を行い過酷事故時の圧力容器下部ヘッドの破損挙動を評価した結果の例を紹介する。
発表イベント
解析種類
連成解析、熱流動解析、構造連成解析、その他
関連キーワード
BWR、原子炉圧力容器、下部ヘッド、破損挙動
