Development of level-1 PSA method for sodium-cooled fast reactor

ナトリウム冷却高速炉の確率論的安全評価(レベル1PSA)手法の開発

栗坂 健一 ; 堺 公明; 山野 秀将   ; 西野 裕之  ; 藤田 聡*; 皆川 佳祐*; 山口 彰*; 高田 孝*

Kurisaka, Kenichi; Sakai, Takaaki; Yamano, Hidemasa; Nishino, Hiroyuki; Fujita, Satoshi*; Minagawa, Keisuke*; Yamaguchi, Akira*; Takata, Takashi*

本研究は、ナトリウム冷却型高速増殖炉(JSFR)のための、受動的安全機能及び免震システムの内的,外的事象を含む、確率論的安全評価手法(level-1 PSA)に関するものである。内的事象に関しては、物理的現象の不確実さにより決まる、受動的安全機能の信頼性評価が不可欠である。受動自然循環の信頼性の考察のため、自然循環機能停止に起因する炉心損傷に至る事故シーケンスを同定し、PSA手法の研究のための事故シーケンスの年間頻度を評価した。水平免震特性における上下方向,水平方向の地震動の連成効果を考慮した地震応答解析手法及び免震システムの非線形性の影響を含むフラジリティ評価モデルを開発した。

This study includes a level-1 PSA related to internal events and a seismic event as a representative external event for Japan sodium-cooled fast reactors with passive safety features and a seismic isolation system. For the internal events, it is necessary to evaluate the passive safety features, of which reliability depends on uncertainties of related physical phenomena. In order to consider the reliability of the passive natural circulation, accident sequences leading to core damage result from natural circulation failure were developed, and the annual frequency of the accident sequences was evaluated for the PSA method study. In respects of seismic event, we developed response analysis method considering the coupling effect of horizontal and vertical shaking on the horizontal seismic isolation characteristics, and developed a fragility evaluation model including the effect of seismic non-linearly for the seismic isolation system.