先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の使用済燃料プールの設計検討のためのレベル1PRA

Level 1 PRA for design works of spent fuel pool in advanced loop-type sodium-cooled fast reactor

Naruto, Kenichi*; Yamano, Hidemasa; Kurisaka, Kenichi; Nishino, Hiroyuki

ナトリウム冷却高速炉では、使用済燃料集合体は最終的に使用済燃料プール(SFP)へ移送され水中保管される。本研究では、先進ループ型炉において設計されたSFPに対してレベル1PRAを実施し、燃料損傷に至る事故シーケンスの同定及び燃料損傷頻度の定量化を実施した。

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発表言語	:	Japanese
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発表会議名	:	日本原子力学会2018年春の年会
開催年月	:	2018/03
開催都市	:	吹田
開催国	:	日本
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登録番号 : BB20171930
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