[1K01-04] PRA 1

[1K02] Level 1 PRA for Design Works of Spent Fuel Pool in Advanced Loop-Type Sodium-Cooled Fast Reactor

*Kenichi Naruto¹, Hidemasa Yamano², Kenichi Kurisaka², Hiroyuki Nishino² (1. NESI Inc, 2. JAEA)

Keywords:Sodium-cooled fast reactor, Spent fuel pool, Level 1 PRA, Fuel damage frequency

ナトリウム冷却高速炉では、使用済燃料集合体は最終的に使用済燃料プール(SFP)へ移送され水中保管される。本研究では、先進ループ型炉において設計されたSFPに対してレベル１PRAを実施し、燃料損傷に至る事故シーケンスの同定及び燃料損傷頻度の定量化を実施した。