[1O01-07] Advanced PRA Methodology

[1O02] Application of dynamic PRA to the design optimization of sodium-cooled fast reactors

*Miku Ishizaki¹, Futoshi Tanaka¹, Hiroshi Sakaba¹, Chihiro Nishizaki¹, Tsuyoshi Sawairi¹, Atsushi Kato², Akihiro Ide³, Akihiro Shibata³ (1. MHI, 2. JAEA, 3. MFBR)

Keywords:Sodium-cooled Fast Reactor, Dynamic PRA, reliability, design optimization

ナトリウム冷却高速炉は、一般に崩壊熱除去系の使命時間が軽水炉より長いという特徴があり、従来のPRAでは、炉心損傷頻度が過大となることが指摘されている。そこで、故障（安全系機器の故障）の発生時期や崩壊熱の減衰などの原子炉システムの動的な状態が、炉心損傷シナリオの発生頻度に与える影響を考慮する手法（Dynamic PRA）の検討を行った。この結果、従来PRA手法に比べて精緻な評価結果を得ることを確認し、加えて崩壊熱除去機能の喪失の発生タイミングや関連する炉心損傷までの時間余裕など、今後の設計最適化検討に資する有用なリスク情報の抽出が可能であることを確認した。