A Core hot spot evaluation by statistical method for pool-type sodium-cooled fast reactors

タンク型ナトリウム冷却高速炉のための統計的炉心高温点評価

持永 祥汰  

Mochinaga, Shota

概念設計が進められているタンク型ナトリウム冷却高速炉(SFR)実証炉の安全設計では、炉心部の温度上昇に関わる種々の不確かさに加えて異常な過渡を考慮した炉心高温点(燃料被覆管最高温度)の評価が求められる。自然循環崩壊熱除去時では、不確かさ因子が流れと伝熱に与える影響を統計的に考慮して高温点評価をすることが有効と考えられる。本研究では、ループ型SFRを対象に開発された統計的炉心高温点評価手法を基に、SFR実証炉に適用可能な炉心高温点評価手法を開発するため、評価手順を整理して、適用性検討を行った。具体化された手順に従う本手法の確立は、安全評価プロセスおよびその評価結果の信頼性を確保するためのものである。

The conceptual design of a pool-type demonstration sodium-cooled fast reactor (SFR) has been carried out. The core hot spot (CHS) evaluation (e.g., maximum cladding temperature in a fuel pin) considering various uncertainties related to the temperature rise in the core and abnormal transients is required in the safety design. Since changing analysis conditions due to uncertainty parameters 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 poo-type SFR and its applicability was investigated. Establishing the statistical CHS evaluation method with the concrete procedure can ensure reliability of the safety assessment processes and results.