Preliminary evaluation of JSFR achievement level to risk targets

リスク目標へのJSFRの達成度の予備評価

栗坂 健一 ; 岡村 茂樹*

Kurisaka, Kenichi; Okamura, Shigeki*

日本原子力研究開発機構は高速炉サイクルの実用化研究開発(FaCT)プロジェクトにおいてナトリウム冷却高速炉JSFRを開発しており、安全性に関する設計要求の一つとしてリスク目標の達成が設定された。リスク目標とは炉心損傷頻度(CDF)及び炉心損傷時の格納容器機能喪失頻度(CFF)にかかわる定量的な設計要求である。本論文は、FaCTプロジェクトフェーズI(2006年度2010年度)におけるJSFRのリスク目標への達成度の予備評価について記述する。出力運転時の内的事象にかかわるCDFを評価するために予備的なレベル1PSAを実施した。その結果得られたCDF値は、CDF及びCFFの両設計要求値よりも低い。また、地震事象に対して、炉心損傷防止の点から主要な機器・構造物を選定し、免震効果及び免震装置における積層ゴムのハードニング効果を考慮した地震応答解析を行い、これに基づき損傷確率を評価した。その結果、JSFRの主要な機器・構造物は十分な耐震余裕を有することを確認したので、地震事象に対してもリスク目標を達成可能と判断した。

Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been developing the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) in the Fast Reactor Cycle Technology Development (FaCT) Project. Risk targets were set out as part of the safety-related design requirement: i.e., the quantitative safety design requirements on the core damage frequency (CDF) and the containment failure frequency (CFF). This paper describes a preliminary evaluation of achievement level of JSFR to the risk targets at the FaCT project phase-I: JFY2006 to JFY2010. A Level-1 PSA has been implemented preliminarily to evaluate the CDF related to internal initiators in power operation. The calculated CDF became lower than the both requirements on CDF and CFF. For seismic events, the seismic fragility of principal structures and components was evaluated in terms of core damage prevention. This evaluation was based on the seismic response analysis, which considered the seismic isolation effect and the hardening effect of the laminated rubber bearing in the isolation devices. As a result, we confirmed that the principal structures and components of JSFR have sufficient seismic margin. Based on this, we judged the risk target could be achieved against the seismic event.