[2C11-16] PRA3

[2C11] 軽水炉を対象にした内部溢水レベル1 PRAモデルの整備

*郡山 民男¹、坂田 光太郎¹、濱口 義兼¹、伊東 智道¹ (1. 原子力規制庁長官官房技術基盤グループ)

キーワード：PRA、溢水シナリオ、イベントツリー、フォールトツリー、炉心損傷頻度

4ループPWR及びABWRを対象に内部溢水レベル1PRA手法を検討した。この結果、内部溢水により炉心損傷に至る評価手法を精緻にするとともに、前者は2次系配管等、後者は制御建屋の消火系等を溢水源とするシナリオの炉心損傷頻度の割合が大きいことが分かった。