Assessment of FBR MONJU accident management reliability in causing reactor trips

「もんじゅ」における原子炉トリップAMの有効性評価

素都 益武 ; 栗坂 健一 

Sotsu, Masutake; Kurisaka, Kenichi

「もんじゅ」はループ型のナトリウム冷却高速増殖原型炉であり、電気出力は280MWである。「もんじゅ」におけるアクシデントマネジメント(AM)は3つの安全機能すなわち、原子炉停止機能,原子炉液位確保機能,崩壊熱除去機能に対して整備されている。これらの基本的な安全機能に対するAMの有効性をPSAの手法により評価する必要がある。本論文は原子炉停止AMについて、最適評価解析用S-COPDコードによるプラント過渡応答解析及びシミュレータ訓練結果に基づいて評価したものである。

MONJU is a sodium-cooled, loop-type prototype fast breeder reactor which can supply 280 MW of electricity. The Accident Management (AM) in MONJU is based on three functions: the reactor trip function, the reactor liquid level retaining function, and the decay heat removal function. These are basic safety features, and it is necessary to evaluate the AM capability of these features quantitatively using a PSA technique. This paper describes the AM reactor trip evaluation method comprising plant transient response analysis using the Super-COPD code developed for a best estimate of the plant dynamics of MONJU, the results of this evaluation, and the results of simulator training of plant operators.