（１）研究開発項目

（２）目的
　ナトリウム冷却炉の炉心損傷時の影響緩和については、溶融燃料の集中化等による再臨界に伴う機械的エネルギー放出を回避すること及び損傷炉心を原子炉容器内で保持・冷却することが格納機能を確保する上で重要と考えられている。本技術開発課題では、これらの炉心損傷時の影響緩和方策の妥当性評価に適用できる炉心損傷評価技術を開発する。

（３）達成目標
　炉心損傷時において、機械的エネルギー放出を回避するためには、冷却材のボイド化に伴う正の反応度を抑制するとともに、溶融した燃料を炉心外へ排出する経路を確保することが必要である。炉心損傷事故の進展過程において、溶融燃料の炉心外への排出によって核分裂連鎖反応が停止した以降は、崩壊熱を伴う炉心物質の再配置過程を経て、安定冷却が確立されることによって事故の終息に至ると考えられている。大型ナトリウム冷却炉では、燃料インベントリが大きく、かつナトリウム量／燃料量の比が小さいため、保守的な評価では炉心物質再配置過程での再臨界や保持・冷却失敗の確率が高くなる可能性がある。このため、これら再配置と冷却過程における事象推移を現象に則した物理モデルで評価する手法を開発する。
　一方、これらの方策の有効性を評価する上では、PSAを実施することが効果的であり、格納容器内事象を対象として、大型ナトリウム冷却炉の設計の特徴に応じた評価モデルを開発する。
　PSAのうち、炉心損傷から環境への放射性物質の放出までを扱うレベル2PSAでは、炉心損傷に関する事象進展の解析結果や関連する実験的知見に基づいて、評価者の工学的判断によって現象論的イベントツリーの分岐確率を与える。このため、ここで評価対象とする大型ナトリウム冷却炉に適用可能な分岐確率を検討するための技術的根拠を整備する。
　期待される成果は、炉心物質再配置と冷却に関する評価手法の開発、格納容器内事象に関する評価手法の開発及びレベル2PSA実施上必要となる分岐確率検討のための技術的根拠の整備である。
　本技術開発課題における具体的な開発要件は以下のとおりである。

（４）前提条件

（５）関連技術情報