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J-GLOBAL ID：201702234142880236   整理番号：17A0825288

(PWR)加圧水型原子炉における原子炉炉心支持構造の構造的完全性の測定と解析プラント【Powered by NICT】

Measurement and Analysis of Structural Integrity of Reactor Core Support Structure in Pressurized Water Reactor (PWR) Plant

著者 (4件)： Ansari Saleem A. (Directorate of Nuclear Power Engineering-Reactor, Islamabad, Pakistan) ,  Haroon Muhammad (Directorate of Nuclear Power Engineering-Reactor, Islamabad, Pakistan) ,  Rashid Atif (Directorate of Nuclear Power Engineering-Reactor, Islamabad, Pakistan) ,  Kazmi Zafar (Directorate of Nuclear Power Engineering-Reactor, Islamabad, Pakistan)
資料名： IEEE Transactions on Nuclear Science  (IEEE Transactions on Nuclear Science)
巻： 64  号： 2  ページ： 844-851  発行年： 2017年 
JST資料番号： C0235A  ISSN： 0018-9499  CODEN： IETNAE  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： アメリカ合衆国 (USA)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 炉内構造物の流れ誘起振動(FIV)の広範な計算と測定は,冷却材の流れに対する原子炉炉心支持構造物の構造健全性を評価するためにPWRプラントで行った。研究は,原子炉の安全性の増大と,規制指針RG-0.20で福島応答行動計画(FRAP)の要件を満たすために行った。炉心監視測定のために原子炉内部構造物振動モニタリングシステム(IVMS)は四炉心外中性子検出器からのフラックス信号の詳細な中性子雑音解析に基づいて開発した。炉心バレル(CB)運動の固有振動数,変位とモード形状はIVMSの助けを借りて決定した。乱流力による原子炉冷却材流におけるランダム圧力変動はCBのビームモード偏向の主な原因として同定されている。動的FIV計算も炉心監視測定を補足した。計算パッケージを計算流体動力学,モード形状解析,流れと圧力場のパワースペクトル密度の計算とランダム流励振力に対する構造応答を採用した。上昇冷却材推力に対する位置におけるコア構造を保持していることをホールドダウンスプリングの動荷重と剛性も雑音測定によって決定した。コアサイクルのどの時点でも一次冷却材中のホウ素濃度はIVMSによって決定した。Copyright 2017 The Institute of Electrical and Electronics Engineers, Inc. All Rights reserved. Translated from English into Japanese by JST【Powered by NICT】

シソーラス用語： 圧力変動 ,  *PWR型原子炉 ,  パワースペクトル密度 ,  流体誘起振動 ,  乱流 ,  流体力学 ,  原子炉安全 ,  ホウ素 ,  *プラント ,  原子炉冷却材 ,  *原子炉 ,  剛性 ,  固有振動数
準シソーラス用語： 構造健全性 ,  冷却材 , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (1件)： 原子炉の計測  (MD05030L)

タイトルに関連する用語 (7件)： PWR ,  加圧水型原子炉 ,  原子炉炉心 ,  支持構造 ,  完全性 ,  解析 ,  プラント