Development of level 2 PSA methodology for sodium-cooled fast reactors, 6; Development of technical basis in ex-vessel accident sequences

ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSA評価手法の開発,6; 炉外事象評価のための技術的根拠の整備

大野 修司  ; 清野 裕 ; 宮原 信哉  

Ohno, Shuji; Seino, Hiroshi; Miyahara, Shinya

ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSAを実施するために必要な技術的根拠を整備した。事故影響が冷却材バウンダリ外に及ぶ場合における格納容器内の重要現象を対象として、現象の支配因子に関する既往知見の調査整理を行うとともに、現象が格納容器へ与える負荷を把握するための実験的知見及び解析的知見を蓄積した。

This research has compiled technical basis which is necessary to carry out a probabilistic safety assessment (Level 2 PSA) for a sodium-cooled fast reactor. The accumulated technical information consists of experimental and analytical information which help ones to understand the loading to a containment vessel, as well as the existing information on dominant factors of important ex-vessel phenomena.