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J-GLOBAL ID：201702267281755815   整理番号：17A0059811

AP1000原子力発電所における原子炉冷却システムの漏れ解析【JST・京大機械翻訳】

Analysis of reactor coolant system leak for AP1000 nuclear power plant

著者 (2件)： Lu Lu (Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute) ,  Zheng Limin (Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute)
資料名： He Jishu  (He Jishu)
巻： 39  号： 9  ページ： 090603-01-090603-05  発行年： 2016年 
JST資料番号： C2034A  ISSN： 0253-3219  CODEN： NUTEDL  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： 中国 (CHN)  言語： 中国語 (ZH)

抄録/ポイント： 第三世代AP10非能動原子力発電所の主な特徴は、非能動安全原理を採用し、原子力発電所のシステム、設備、構築物を大幅に簡素化し、安全性、信頼性、経済性を大幅に向上させ、アメリカ先進の軽水炉の主要求ファイルの基本的な要求を満たす。本論文では、アメリカの主要求ファイル(UtilityRequirementsDocument,UURD)第3巻第5章「専用安全システム」における非能動先進軽原子炉冷却剤システムの圧力制御機能に対する要求について述べた。非常に小さい反応炉冷却剤システム(ReactorsiveCoolantSystem,RCS)の正味漏れ率(2.27m~3h~(-1))を満たさない条件下で、十分なシステム冷却剤量と補水能力がある。8h(28800s)において自動降圧システムをトリガーすることなく計算分析を行い、本分析では安全分析を用いて、小破壊口事故(Lossofcoantaccident,AdapLOCA)分析に用いるNOTRUMPプログラムを分析した。分析結果により、AP10核発電所は上記UURDの要求を満たすことができることが分かった。Data from the ScienceChina, LCAS. Translated by JST【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： 安全性 ,  低血圧症 ,  経済性 ,  *原子炉 ,  圧力制御 ,  構造物 ,  安全解析 ,  アメリカ合衆国 ,  *冷却系機器 ,  簡素化 ,  セキュリティシステム ,  *発電所 ,  *原子力発電所
準シソーラス用語： 冷却能力 ,  漏れ率 , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (3件)： RCS leak ,  ADS ,  URD

分類 (1件)： 原子力発電  (NB03060Z)

タイトルに関連する用語 (5件)： 原子力発電所 ,  原子炉 ,  冷却システム ,  漏れ ,  解析