ナトリウム冷却高速炉(JSFR)の通常燃料交換時炉外燃料貯蔵槽レベル1PRA手法の開発

Development of level 1 PRA methodology for external vessel storage tank of Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) in scheduled refueling

鳴戸 健一*; 杉野 哲*; 山野 秀将   ; 栗坂 健一 ; 西野 裕之  ; 岡野 靖

Naruto, Kenichi*; Sugino, Tetsu*; Yamano, Hidemasa; Kurisaka, Kenichi; Nishino, Hiroyuki; Okano, Yasushi

ナトリウム冷却高速炉では、燃料交換前後の燃料集合体は、ナトリウムプールからなる炉外燃料貯蔵槽(EVST)において保管される。本研究では、EVSTを対象としたレベル1PRAとして、通常燃料交換時の除熱機能喪失により燃料損傷に至る事故シーケンスを同定し、燃料損傷頻度を定量化する手法を開発した。

For SFR, new fuel assembly and used that are stored in EVST having sodium pool. This study identified accident sequence induced core damage by function loss of decay heat removal at scheduled refueling in the EVST and developed methodology for calculation of fuel damage frequency.