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

机译：钠冷快堆KALIMER-600概念设计的1级PSA初步结果

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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.
机译：确定了KAERI正在开发的金属燃料，钠冷快堆（SFR）KALIMER-600的核心损坏事故情景。使用识别出的事故场景和缓解事故所需的安全系统的系统故障树模型，开发了1级概率安全评估（PSA）模型。使用初步的1级PSA模型，可以估算出以金属为燃料的KALIMER-600概念设计的堆芯损坏频率。进行了针对安全系统的各种设计替代方案的敏感性研究，以从风险最小化的角度找出最佳配置。

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