先進ループ型ナトリウム冷却高速炉における全炉心退避時の炉外燃料貯蔵槽のためのレベル1PRA

Level 1 PRA for external vessel storage tank in whole core refueling in advanced loop-type sodium-cooled fast reactor

山野 秀将   ; 鳴戸 健一*; 栗坂 健一 ; 西野 裕之  

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

我が国ではナトリウム冷却高速炉(SFR)の使用済燃料は、原子炉、炉外燃料貯蔵槽(EVST)、使用済燃料プールの順に移送される。本研究では、EVSTの設計改善を図るため、次世代ナトリウム冷却高速炉のために設計されたEVSTを対象にレベル1確率論的リスク評価(PRA)を実施し、それを通じて得られた燃料破損に至る支配的な事故シーケンスを同定する。ところで、同SFRのEVSTでは、原子炉の安全が過度に脅かされた状況で健全なEVSTに炉心にある使用済燃料すべてを移す方策(早期炉心退避)が検討されている。本研究では、崩壊熱量の経時変化を伴い成功基準が緩和することを導入した。その設計情報に基づき、本研究では、起因事象の同定, イベントツリー解析, フォルトツリー解析, 人的過誤確率解析事故シーケンスの定量化を実施した。燃料損傷頻度は約10/年と評価された。また、設計改善効果を定量的に示すことができた。

Spent fuels are transferred from a reactor core to a spent fuel pool through an external vessel storage tank (EVST) filled with sodium in sodium-cooled fast reactors in Japan. This paper describes identification of dominant accident sequences leading to fuel failure, which was achieved through probabilistic risk assessment for the EVST designed for a next sodium-cooled fast reactor plant system in Japan to improve the EVST design. The safety strategy for the EVST involves whole core refueling-early transfer of all core fuel assemblies into the EVST-assuming a severe situation that results in sodium level reduction leading finally to the top of the reactor core fuel assemblies in a long time. This study introduces the success criteria mitigation along the decay heat decrease over time. Based on the design information, this study has carried out identification of initiating events, event and fault tree analyses, a probability analysis for human error, and quantification of accident sequences. The fuel damage frequency of the EVST was evaluated to be approx. 10/year. This study also quantitatively showed the effectiveness of design improvement.