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J-GLOBAL ID：201502254591340850   整理番号：15A0735019

AP1000のモデリングとASTECのCESAR熱流力モジュールを用いる10インチコールドレグ小破断LOCAのシミュレーション

Modeling of AP1000 and simulation of 10-inch cold leg small break LOCA using the CESAR thermal-hydraulic module of ASTEC

著者 (3件)： DI Giuli M. (Nuclear Engineering Lab., Dept. DIN Univ. of Bologna, via dei Colli 16, 40136 Bologna, ITA) ,  SUMINI M. (Nuclear Engineering Lab., Dept. DIN Univ. of Bologna, via dei Colli 16, 40136 Bologna, ITA) ,  DE Rosa F. (ENEA, UTFISSM-SICSIS, Bologna, ITA)
資料名： Progress in Nuclear Energy  (Progress in Nuclear Energy)
巻： 83  ページ： 387-397  発行年： 2015年08月 
JST資料番号： H0693A  ISSN： 0149-1970  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： 近代のPWRから傑出したWestinghouse社のAP1000の主な特性は,事故時に通常運転回復や連鎖緩和のために,いくつかの受動炉心冷却システムPCCSを採用している。本報では,AP1000の原子炉冷却システム・二次系・PCCSのモデリングとノード化を調べ,ASTEC V2r2統合コードの熱流力モジュールであるCESARを使って,10インチ小破断LOCAシナリオを解析した。模擬結果を,参考に使ったWH社開発のNORTRUMPコードからの結果と比較し,良く合うことを示した。10インチ小破断LOCAでは,安全基準に関する燃料・被覆温度と他の熱流力パラメータと安全系統が,過渡中の設計役割を果たし,プラントを冷停止状態にさせることが分かった。Copyright 2015 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.

シソーラス用語： APWR型原子炉 ,  モデリング ,  *熱流力特性 ,  原子炉保護系 ,  *受動安全性 ,  原子炉冷却系 ,  *冷却材喪失 ,  シミュレーション
準シソーラス用語： 原子炉隔離時冷却系

分類 (1件)： 水冷却炉の安全性  (MD06020H)

タイトルに関連する用語 (7件)： モデリング ,  熱流 ,  モジュール ,  コールドレグ ,  破断 ,  LOCA ,  シミュレーション