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Level 1 PRA for external vessel storage tank of Japan sodium-cooled fast reactor in whole core refueling

早期炉心退避時のナトリウム冷却高速炉の炉外燃料貯蔵槽のレベル1PRA

山野 秀将; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖; 鳴戸 健一*

Yamano, Hidemasa; Kurisaka, Kenichi; Nishino, Hiroyuki; Okano, Yasushi; Naruto, Kenichi*

日本におけるナトリウム冷却高速炉では、使用済み燃料は炉心から炉外燃料貯蔵槽(EVST)に移送される。本論文では、日本の次期ナトリウム冷却高速炉システムのEVSTのPRAを実施することによって燃料破損に至る支配的な事故シーケンスの同定を記述する。EVSTの安全設計の考え方は、ナトリウム液位が下がって長期的には炉心頂部が露出されるような厳しい状況を想定しても全燃料集合体を交換できるようにすることとしており、EVSTへ早期に燃料を移行できる。本研究では崩壊熱の減衰に沿って成功基準の緩和を取り入れた。設計情報に基づき、本研究では起因事象の同定、イベントツリー解析、フォルトツリー解析、人間信頼性解析、事故シーケンスの定量化を行った。この論文では、燃料損傷頻度は10$$^{-5}$$/年程度と評価された。支配的なシーケンスは、1系統の除熱運転系統の喪失を起因事象として、待機している3系統の運転への運転員による切替失敗及び静的機器破損であった。

Spent fuels are transferred from a reactor core to a spent fuel pool through an external vessel storage tank (EVST) filled with sodium in sodium-cooled fast reactors in Japan. This paper describes identification of dominant accident sequences leading to fuel failure, which was achieved through probabilistic risk assessment for the EVST designed for a next sodium-cooled fast reactor plant system in Japan to improve the EVST design. The safety strategy for the EVST involves whole core refueling (early transfer of all core fuel assemblies into the EVST) assuming a severe situation that results in sodium level reduction leading finally to the top of the reactor core fuel assemblies in a long time. This study introduces the success criteria mitigation along the decay heat decrease over time. Based on the design information, this study has carried out identification of initiating events, event and fault tree analyses, a probability analysis for human error, and quantification of accident sequences. The fuel damage frequency of the EVST was evaluated to be approx. 10$$^{-5}$$/year. The dominant accident sequence resulted from the static failure and human error for the switching from the stand-by to operation mode in the three stand-by cooling circuits after loss of one circuit for refueling heat removal operation as an initiating phase.

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