タンク型ナトリウム冷却高速炉の統計的手法による炉心高温点評価,1; 統計的評価手順の適用性予備検討

A Core hot spot evaluation by statistical method for pool-type sodium-cooled fast reactors, 1; Preliminary applicability assessment of statistical evaluation procedure

持永 祥汰  ; 堂田 哲広  ; 岩崎 隆*; 井川 健一*; 田中 正暁 

Mochinaga, Shota; Doda, Norihiro; Iwasaki, Takashi*; Igawa, Kenichi*; Tanaka, Masaaki

タンク型ナトリウム冷却高速炉(SFR)実証炉の安全評価に適用できる炉心高温点(燃料被覆管最高温度)評価手法の開発を進めている。タンク型SFRの自然循環崩壊熱除去運転時では、不確かさ因子による解析条件の変化は浮力の発生に影響を及ぼすため、統計的評価手法に基づく炉心高温点評価手法の適用が有効となる。本報では、統計的炉心高温点評価の実施手順を整理して、まずは、SFR実証炉(暫定仕様)の定格運転時を対象に適用性検討を行った結果について報告する。

We have been developing the core hot spot (CHS) evaluation (e.g., maximum cladding temperature in a fuel pin) for the safety evaluation of a pool-type demonstration sodium-cooled fast reactor (SFR). Since changing analysis conditions due to uncertainty parameters during natural circulation decay heat removal affects the generation of buoyancy, the CHS evaluation based on the statistical method is effective. In this study, CHS evaluation procedure was organized for a pool-type SFR and its applicability was investigated. First trial results of applying the statistical CHS evaluation procedure to the SFR demonstration reactor (tentative specification) during rated operation are reported.