Development of level 2 PSA methodology for sodium-cooled fast reactors, 5; Development of technical basis for the protected loss of heat sink

ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSA手法の開発,5; 除熱源喪失事象のための技術的根拠の整備

飛田 吉春; 山野 秀将   

Tobita, Yoshiharu; Yamano, Hidemasa

ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSA手法の開発の一環として、JSFRにおける除熱源喪失事象(PLOHS)の現象論的イベントツリーを構築した。冷却材昇温,沸騰,炉心露出に至るPLOHS初期過程はARGOコードによって解析を行った。炉心の溶融と再臨界による出力過渡が生じる炉心崩壊過程はAPPLOHSコード及びSIMMER-IIIコードによる解析を行った。これらの解析と事象推移の現象論的考察からPLOHSにおける事象推移を支配する要因を摘出した。これらの支配要因をヘディングとして現象論的イベントツリーを構築し、各ヘディングにおける分岐確率を定量化するための既存知見をレベル2PSAを実施するためのデータベースとして整備した。

As part of level-2 PSA methodology development for sodium cooled fast reactors, the phenomenological event tree for the Protected Loss of Heat Sink (PLOHS) is constructed for JSFR (Japan Sodium-cooled Fast Reactor). The early stage of PLOHS accident, where the heating of coolant, coolant boiling and uncovering of core occur, is analyzed by the ARGO code. The event progression in the subsequent core degradation phase, where the meltdown of core and the power transient by re-criticality occurs, is analyzed by the APPLOHS and SIMMER-III codes. The dominant factors, which affect the event progression in PLOHS, are recognized through these analyses and by considering the phenomenological event progression. The event tree of PLOHS is developed assigning these dominant factors as the headings. For each of the headings, available information for judgment of branching probability are reviewed and integrated as database for level-2 PSA.