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J-GLOBAL ID：201602277201965284   整理番号：16A1299722

燃料棒挙動モデルを用いた熱水力コード,THEATReの修正,および反応性事故(RIA)への応用

Modification of thermal hydraulic code, THEATRe, with fuel rod behavior models and its application to reactivity-initiated accident (RIA)

著者 (4件)： NAWAZ Amjad (Harbin Engineering Univ., Heilongjiang, CHN) ,  YOSHIKAWA Hidekazu (Harbin Engineering Univ., Heilongjiang, CHN) ,  YANG Ming (Harbin Engineering Univ., Heilongjiang, CHN) ,  HUSSAIN Anwar (Pakistan Inst. of Engineering and Applied Sci. (PIEAS), Islamabad, PAK)
資料名： Journal of Nuclear Science and Technology  (Journal of Nuclear Science and Technology)
巻： 53  号： 11-12  ページ： 1794-1808  発行年： 2016年11月 
JST資料番号： W2314A  ISSN： 0022-3131  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： イギリス (GBR)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 燃料棒は原子炉の重要な要素である。熱は燃料棒中で核分裂により発生し,冷却剤により除去される。効率的な熱除去は燃料棒の安全にとって,それ故反応炉ににとって重要である。RIA時,および運転の過渡期の燃料棒の挙動の詳細なシミュレーションは,原子炉の安全解析にとって非常に重要である。本研究では,原子炉の動的シミュレーションのための燃料棒挙動モデルの追加により,熱水力解析コードTHEATRe(リアルタイム熱工学解析ツール)を改良した。簡便な熱力学モデルにより,過渡期および事故時の燃料棒及び反応炉パラメータに対する現実的な推定に関係するガス-ギャップ挙動を記述した。応力およびひずみ解析は,フープおよびラジアルひずみが燃料棒の高出力位置でより高いことを示した。したがって,燃料棒の中央部では隙間閉鎖プロセスが最初に起こるので,事故や過渡期における燃料棒や原子炉の安全性分析にはさらに重点を置くべきである。

シソーラス用語： *燃料棒 ,  *熱流力特性 ,  *原子炉事故 ,  シミュレーション ,  過渡現象 ,  *事故分析 ,  *安全解析 ,  熱除去
準シソーラス用語： 動的シミュレーション

分類 (2件)： 水冷却炉の安全性  (MD06020H) ,  燃料要素  (MD04030E)

引用文献 (19件)：

• Siefken LJ, Coryell EW, Harvego EA. SCDAP/RELAP5/MOD 3.3 code manual: MATPRO - a library of materials properties for light-water-reactor accident analysis. Washington (DC): U.S. Nuclear Regulatory Commission, Office of Nuclear Regulatory Research; 2001. (NUREG/CR-6150).
• Geelhood KJ, Luscher WG. FRAPCON-3.5: a computer code for the calculation of steady-state, thermal-mechanical behavior of oxide fuel rods for high burnup. Washington (DC): Division of System Analysis, Office of Nuclear Regulatory Research, U.S. Nuclear Regulatory Commission; 2014. (NUREG/CR-7022).
• Geelhood KJ, Luscher WG, Cuta JM. FRAPTRAN-1.5: a computer code for the transient analysis of oxide fuel rods. Washington (DC): Division of System Analysis, Office of Nuclear Regulatory Research, U.S. Nuclear Regulatory Commission; 2014. (NUREG/CR-7023).
• Moal A, Georgenthum V, Marchand O. SCANAIR: a transient fuel performance code. Part one: general modelling description. Nucl Eng Des. 2014;280:150- 171.
• Belovsky L, Valach M. Simulation of the CORA-13 experiment by the FRAS-SFD computer code in blind conditions. Czechoslovakia: Nuclear Research Institute, REZ; 1992. (UJV 9667 T).

タイトルに関連する用語 (7件)： 燃料棒 ,  挙動モデル ,  熱水 ,  反応性 ,  事故 ,  RIA ,  応用