Development of level 2 PSA methodology for sodium-cooled fast reactors, 3; Development of technical basis in the transition phase of unprotected events

ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSA評価手法の開発,3; 炉停止失敗事象の遷移過程における技術基盤の整備

山野 秀将   ; 飛田 吉春; 佐藤 一憲 

Yamano, Hidemasa; Tobita, Yoshiharu; Sato, Ikken

ナトリウム冷却高速炉のリスク評価のためにレベル2PSA評価手法を開発している。そのため、この論文では流量喪失型炉停止失敗事象の遷移過程に着目して、現象論的イベントツリーを構築し、レベル2PSAにおける事象推移の確率を定量化するための技術基盤を整備した。また、SIMMER-IIIコードを用いたパラメータ解析を通じて支配因子を同定した。燃料流出挙動やその駆動力形成については、CABRIやEAGLE試験から得られた実験的知見を整理した。さらに、過去の実験的エビデンスを用いて、レベル2PSAの確率を定量化するために実験データベースを構築した。

A Level 2 PSA methodology is developed for the risk evaluation of sodium-cooled fast reactors (SFRs). For this purpose, the phenomenological event tree is developed as well as a technical basis to quantify the probability of event sequences in the Level 2 PSA, focusing on the transition phase in an unprotected loss of flow (ULOF) accident in this paper. In addition, dominant factors are also identified through parametric analyses using the SIMMER-III code. The experimental findings on the fuel discharge behavior and its driving force formation were summarized from the CABRI and EAGLE experiments. Using past experimental evidences, furthermore, the experimental database is developed to quantify the probability of the Level 2 PSA.