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,2; PIRTによる不確かさ因子の抽出および感度解析による重要因子の定量評価

A Core hot spot evaluation by statistical method for pool-type sodium-cooled fast reactors, 2; Extraction of uncertainty parameters by PIRT process and quantitative evaluation of importance parameters by sensitivity analysis

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実証炉(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。実証炉の自然循環運転時では、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、統計的手法による炉心高温点評価が有効となる。本報では、統計的手法を適用する際に必要となる要因分析において、外部電源喪失事象を対象にPIRTにおける重要度ランクテーブルの作成を実施して、重要現象及び関連する不確かさ因子を抽出し、感度解析により重要因子の定量評価をした結果を報告する。

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. 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, we conducted the phenomena identification and ranking table (PIRT) in case of the loss of external power events to extract important phenomena and those related uncertainty factors, and we quantitatively evaluated the important factors with sensitivity analyses.