Study on preliminary level-1 PSA for Japan sodium-cooled fast reactor

ナトリウム冷却高速炉JSFRのための予備的レベル1PSAに関する研究

栗坂 健一 

Kurisaka, Kenichi

原子力機構では、ループ型ナトリウム冷却高速炉JSFRの設計概念に対して予備的なレベル1PSAを実施してきた。出力運転時の内的起因事象について、典型的な炉心損傷シーケンスとしてスクラム失敗事象(ATWS),原子炉液位喪失事象(LORL)及び崩壊熱除去失敗事象(PLOHS)を対象に支配的な失敗要因を同定した。また、安全設計の妥当性を評価するために炉心損傷頻度を定量化した。この評価は、JSFRの崩壊熱除去系の改良による安全性の向上につながった。信頼性評価技術開発の一環として、漏洩率に依存したナトリウム漏洩確率の定量化に関する研究を進めてきた。この研究はナトリウム漏洩に関連する炉心損傷シーケンスにおけるアクシデントマネジメントの有効性評価に供する。外的起因事象に関しては、主要な構築物及び機器を対象にフラジリティ評価に基づく地震裕度評価を実施し、それらが想定地震条件に対して十分な余裕を有することを確認した。

Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been preliminarily applied a level-1 PSA to the safety design concept of a loop-type large scale of the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR). As for internal initiators in power operation, typical core damage sequences (i.e., anticipated transients without scram (ATWS), loss of reactor sodium level (LORL), and protected loss of heat sink (PLOHS)) were evaluated to identify dominant failure combinations. The core damage frequency (CDF) was quantified to evaluate the adequacy of the safety design. This evaluation served to improve safety by modifying the decay heat removal system of JSFR. As part of development of reliability evaluation technology, we studied on the quantification of the sodium leak probability depending on the leak flow rate. This study serves to evaluate accident management effectiveness in the sodium-leak-related core damage sequences. As for external initiators, we conducted the seismic margin evaluation based on the seismic fragility evaluation for the principal structures and components, and confirmed that they have sufficient margin against the postulated seismic condition.