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Development of level 2 PSA methodology for sodium-cooled fast reactors, 1; Overview of evaluation technology development

ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSA手法の開発,1; 評価技術開発の概要

中井 良大 ; 鈴木 徹; 神山 健司  ; 清野 裕 ; 小山 和也*; 守田 幸路*

Nakai, Ryodai; Suzuki, Toru; Kamiyama, Kenji; Seino, Hiroshi; Koyama, Kazuya*; Morita, Koji*

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷シーケンスを系統的に評価するため、レベル2PSA評価手法を確立した。既存の評価ツールに加えて、MUTRANとSIMMER-LTコードを炉心物質再配置過程の評価のために開発した。また、ナトリウム冷却高速炉の炉外事象過程の特徴を考慮した評価を行うため、評価モデルのCORCONとVANESAを新規に実施した試験に基づき改良した。ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSAのイベントツリーを構築・定量化するための技術的知見をデータベースとしてまとめた。これにより、ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSAの技術的基盤が整備された。

The evaluation technology of Level-2 PSA for Sodium-Cooled Fast Reactors (SFRs) was established in order to systematically assess the core damage sequences. In addition to the existing computational tools for Level-2 PSA, the computational tools, MUTRAN and SIMMER-LT were developed for core material relocation phase. Also the analytical models, CORCON and VANESA, were improved based on newly performed experiments for the ex-vessel phase taking into account the feature of SFRs. The technical information was compiled as technical database used in the construction and quantification of level-2 PSA event trees for SFRs. The technical basis was established for the Level-2 PSA for SFRs.

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