Evaluation of MONJU core damage risk with change of AOT using probabilistic method

「もんじゅ」におけるAOT変更時の炉心損傷リスク評価

素都 益武 ; 栗坂 健一 

Sotsu, Masutake; Kurisaka, Kenichi

「もんじゅ」は、発電機出力280MWのループ型ナトリウム冷却高速増殖原型炉である。「もんじゅ」における保安規定においては運転上の制限が定められており、これに対する許容待機除外時間について、PSA手法をもとに評価した。評価の結果、現状のAOTの延長は可能であり、幾つか検討すべき課題が得られた。

MONJU is a sodium-cooled, loop-type prototype fast breeder reactor with three primary cooling loops which can supply 280 MW of electricity. Limiting conditions of operation (LCO) defined in the safety regulations in MONJU given the allowed outage time (AOT) are evaluated using a PSA technique. The result indicates the possibility of limit extension and some prospects that we should examine.