Development of reliability evaluation methodology on natural circulation heat removal in level-1 PSA for Japan sodium-cooled fast reactor

ナトリウム冷却高速炉の確率論的安全評価(Level-1 PSA)における自然循環除熱の信頼性評価手法の開発

山野 秀将   ; 堺 公明; 栗坂 健一 

Yamano, Hidemasa; Sakai, Takaaki; Kurisaka, Kenichi

この論文は、二つの一次系原子炉補助冷却系が機能喪失し、直接炉心冷却系の一つのみが作動したと仮定した際の、自然循環除熱機能の失敗確率を示す。確率は次の手順により求められた。はじめに、PSAにおける現実的評価を行うためパラメータ解析を通じてリファレンスケースを設定した。PIRTに従い主要となる不確実さパラメータを選択後、応答局面の開発のために、感度解析を実施した。この応答局面に基づき、不確実さパラメータに適した確率分布を仮定してモンテカルロ計算を実施した。リファレンスケースの結果からの温度差を見て超過確率を求めた。本研究では、冷却材バウンダリ温度の安全性の判断基準を超えたものを失敗確率として設定した。リファレンス評価の失敗確率は非常に低いことが示された。

This paper provided a failure probability of the natural circulation heat removal function that is expected to actuate only one direct reactor auxiliary cooling system assuming the loss of two primary reactor auxiliary cooling systems. The probability was obtained in the following steps. At first, a reference case was defined through parametric analyses for a realistic evaluation in the PSA. After selecting key uncertainty parameters according to the PIRT, sensitivity analyses were carried out to develop a response surface. Based on this response surface, Monte Carlo calculations were performed assuming appropriate probability distributions of uncertainty parameters, leading to an exceedance probability in terms of temperature difference from the reference case result. In this study, the failure probability was determined above a safety criterion of the coolant boundary temperature. The failure probability of the reference evaluation was very low.