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J-GLOBAL ID：201002260039027369   整理番号：10A0950565

高速計算DNBRプログラムでの軸方向ノードサイズのパラメータ的解析

Parametric Analysis of the Axial Nodal Size in a Faster-Running DNBR Program

著者 (3件)： IN Wang-kee (Korea Atomic Energy Res. Inst.) ,  SHIN Chang-hwan (Korea Atomic Energy Res. Inst.) ,  CHUN Tae-hyun (Korea Atomic Energy Res. Inst.)
資料名： Journal of Nuclear Science and Technology  (Journal of Nuclear Science and Technology)
巻： 47  号： 9  ページ： 802-809 (J-STAGE)  発行年： 2010年 
JST資料番号： G0317A  ISSN： 0022-3131  CODEN： JNSTAX  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： 日本 (JPN)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： PWR型原子炉炉心の熱余裕尺度である最小核沸騰比DNBRを速く計算するための単純化っした熱流力プログラムを開発した。このプログラムの精度は,特に輸送係数保存方程式を解くのに使う非繰返し法では,軸方向ノード断面サイズへの依存が大きい。高速計算DNBRプログラムにおける軸方向ノードサイズは,PWR炉心の監視・保護システムおよび解円しろ安全解析への適用に依存して変化する。したがって,このプログラムを改良型PWR炉心保護システムに適用するには軸方向ノード断面の影響を調べることが重要である。本報は,軸方向ノードサイズ,すなわち軸方向ノード数に依存した最小DNBRの不確かさとDNBR余裕評価を示した。軸方向ノード断面が大きい場合は最小DNBRの計算誤差が著しく大きくなることがある。結論として,オンライン原子炉保護システムに適用するとき高速計算DNBRプログラム内の軸方向ノードサイズは7.5インチ以下にするべきである。(翻訳著者抄録)

シソーラス用語： *核沸騰 ,  *節点 ,  *PWR型原子炉 ,  *計算機プログラム ,  *原子炉保護系

分類 (1件)： 原子炉熱力学  (MD02030Q)

引用文献 (10件)：

• CHUN, P. T. THINC-IV, An Improved Program for Thermal-Hydraulic Analysis of Rod Bundle Cores. 1973
• ROWE, D. S. COBRAIIIC ; A Digital Computer Program for Steady State and Transient Thermal-Hydraulic Analysis of Rod Bundle Nuclear Fuel Elements. 1973
• Combustion Engineering Inc. TORC Code, Verification and Simplification Methods. 1977
• CHIU, C. Three-dimensional transport coefficient model and prediction-correction numerical method for thermal margin analysis of PWR cores. Nucl. Eng. Des. 1981, 64, 103-115
• Combustion Engineering Inc. Assessment of the Accuracy of PWR Operating Limits as Determined by the Core Operating Limit Supervisory System. 1975

タイトルに関連する用語 (5件)： 高速計算 ,  ノード ,  サイズ ,  パラメータ ,  解析