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Preliminary Level 1 PSA Results for Sodium-Cooled Fast Reactor KALIMER-600 Conceptual Design

Journal of Energy and Power Engineering 2011年第12期5卷 1113-1125页

作者： tae woon kim sang hoon han hae yong jeong joon eon yang Korea Atomic Energy Research Institute 1045 Daedeok-daero Yuseong-gu Daejeon 305-353 Korea

Core damage accident scenarios are identified for the metal-fueled, sodium-cooled fast reactor （SFR）, KALIMER-600, which is under development at KAERI. A level 1 probabilistic safety assessment （PSA） model is developed using the identified accident scenarios and the system fault tree models for the safety systems which are needed to mitigate the accidents. Using the preliminary level 1 PSA models, core damage frequency is estimated for the metal fueled KALIMER-600 conceptual design. Sensitivity studies for various design alternatives of safety systems are performed to find out optimal configurations in point of view of risk minimization.

关键词： PRA PSA SFR metallic fuel accident scenarios core damage frequency safety system configuration.

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