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栗坂 健一
NEA/CSNI/R(2012)2, p.61 - 84, 2012/07
原子力機構では、ループ型ナトリウム冷却高速炉JSFRの設計概念に対して予備的なレベル1PSAを実施してきた。出力運転時の内的起因事象について、典型的な炉心損傷シーケンスとしてスクラム失敗事象(ATWS),原子炉液位喪失事象(LORL)及び崩壊熱除去失敗事象(PLOHS)を対象に支配的な失敗要因を同定した。また、安全設計の妥当性を評価するために炉心損傷頻度を定量化した。この評価は、JSFRの崩壊熱除去系の改良による安全性の向上につながった。信頼性評価技術開発の一環として、漏洩率に依存したナトリウム漏洩確率の定量化に関する研究を進めてきた。この研究はナトリウム漏洩に関連する炉心損傷シーケンスにおけるアクシデントマネジメントの有効性評価に供する。外的起因事象に関しては、主要な構築物及び機器を対象にフラジリティ評価に基づく地震裕度評価を実施し、それらが想定地震条件に対して十分な余裕を有することを確認した。
鈴木 徹; 中井 良大; 神山 健司; 清野 裕; 小山 和也*; 守田 幸路*
NEA/CSNI/R(2012)2, p.381 - 391, 2012/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR)の包括的な安全評価を実施するためには、確率論的安全評価(レベル2PSA)が不可欠である。この目的を達成するため、原子力機構はレベル2PSAで評価対象となる全事象に対し、解析手法及び技術的データベースの整備を実施した。SAS4A, SIMMER-III, DEBNET, ARGO及びAPPLOHS等の既存の解析コードに加えて、損傷炉心における長期的な物質再配置挙動を評価するため、MUTRANとSIMMER-LTという2つの解析コードを新たに開発した。これらの開発により、原子炉容器内の事象推移を系統的に評価することが可能になった。また、原子炉容器外(格納容器内)における事象推移をSFRに特有の現象を踏まえて評価するため、CONTAIN/LMRコードを改良するとともに、同コード内で用いられる解析モデルをナトリウム-コンクリート反応に関する新たな試験データを活用することによって検証した。さらに、レベル2PSAの現象論的イベントツリーを構築するために必要となる技術的データベースを整備した。このデータベースでは、事象推移に顕著な影響を与える支配因子が既往の関連知見(試験データ及び解析結果)に対応付けられている。
