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Recent activities of the safety and operation project of the sodium-cooled fast reactor in the Generation IV International Forum

第4世代国際フォーラムにおけるナトリウム冷却高速炉の安全運転プロジェクトの最近の活動

Vasile, A.*; Ren, L.*; Fanning, T.*; Tsige-Tamirat, H.*; 山野 秀将  ; Kang, S.-H.*; Ashurko, I.*

Vasile, A.*; Ren, L.*; Fanning, T.*; Tsige-Tamirat, H.*; Yamano, Hidemasa; Kang, S.-H.*; Ashurko, I.*

安全運転(SO)に関するタスクは3つのワークパッケージに分類している。具体的には、WP-SO-1「手法、モデル及びコード」では安全評価のためのツール開発、WP-SO-2「実験計画及び運転経験」では実験施設やナトリウム冷却高速炉(例えば、もんじゅ、フェニックス、BN-600やCEFR)のメンテナンスや試験経験、WP-SO-3「革新的な設計や安全システムに関する研究」では第4世代炉の安全技術、例えば、能動的及び受動的安全系や他の特定設計設備に関連したものである。本論文は、そのSOプロジェクトの最近の活動について記述する。

The tasks in the Safety and Operation (SO) topics are categorized into the following three work packages (WP): WP-SO-1 Methods, Models and codes is devoted to the development of tools for the evaluation of safety, WP-SO-2 Experimental Programs and Operational Experiences includes the operation, maintenance and testing experiences in experimental facilities and SFRs (e.g., Monju, Phenix, BN-600 and CEFR), and WP-SO-3 Studies of Innovative Design and Safety Systems relates to safety technologies for GEN-IV reactors such as active and passive safety systems and other specific design features. In this paper, recent activities in the SO project are described.

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