新規制に対応した高速炉のSA対策,7; 1次主冷却系配管大口径破損に関する評価

Safety approach to severe accident for new nuclear safety regulation, 7; Review on the safety evaluation for the consequence of large pipe break in PHTS

山田 文昭; 橋本 昭彦*; 加藤 満也*; 有川 晃弘*

Yamada, Fumiaki; Hashimoto, Akihiko*; Kato, Mitsuya*; Arikawa, Mitsuhiro*

「もんじゅ」安全評価では、発生頻度は無視し得る程極めて低いが、設計基準事故の1次冷却材漏えいの安全余裕を確認するために敢えて大口径破損評価が行われた。その後の試験データ等の蓄積を踏まえて最新評価した結果、従来評価の重大な炉心損傷に至らないことを再確認した。

In this report that review on the safety evaluation for the consequence of Large Pipe Break in Primary Heat Transport System on the Monju used experimental data.