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栗坂 健一
Int.Top.Mtg.on Sodium Cooled Fast Reactor, 0 Pages, 1994/00
液体金属冷却高速炉(LMFBR)の確率論的安全評価(PSA)に利用すべき機器信頼性パラメータを定量化し、その特徴を理解するためにCREDOデータベースを用いてLMFBRのナトリウム用機械式ポンプの運転経験を分析した。本分析ではナトリウム用機械式ポンプの事象データの中でポンプ機能喪失に至ったポンプの一次故障のみを分析対象としている。まず故障モードの傾向を明らかにし、特に故障経験の豊富な運転継続失敗事象に対しては時間と故障率の関係、設計流量或いは運転温度と故障率の関係並びに故障率の機器間のばらつきを定量的に議論した。また、同一の故障メカニズムを有する故障モードをサーベイし、故障間隔に基づいて共通原因故障の発生の可能性を定量的に議論するとともに、独立な原因による多重故障の発生確率についてもポンプ故障経験に照らし合わせながら議論を進めた。
清野 裕; 大野 修司; 宮原 信哉; 宮木 和美; 三宅 収
Int.Top.Mtg.on Sodium Cooled Fast Reactor, ,
高速炉の冷却材として使用しているナトリウムは化学的に非常に活性であるために、その安全評価に対して、特に環境影響評価に対して非常に重要な役割を果たす。このため動燃であは、これらのナトリウムに関わる諸現象を体系的に評価できる解析コード群を開発・整備している。 ナトリウム燃焼に関しては、雰囲気の熱流量力挙動を多次元で考慮できるSOLFASコードを、またソースターム評価に関しては、燃料からのFP放出挙動から冷却材中を経てカバーガスへ移行するまで、いわゆる"炉心ソースターム"を解析するTRACERコードを、さらにそれ以降の格納容器内における移行挙動、いわゆる"炉外ソースターム"を解析するツールとしてCONTAINLMRコードを各々開発している。 本論では、以上の解析コードに関するモデルの概要を説明すると共に、それらの検証結果に関しても紹介する。