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J-GLOBAL ID：201702211899163265   整理番号：17A0968792

熱流力特性解析に基づくLOCA炉心損傷頻度の定量化【Powered by NICT】

Quantification of LOCA core damage frequency based on thermal-hydraulics analysis

著者 (4件)： Cho Jaehyun (Korea Atomic Energy Research Institute, 1405 Daedeok-daero, Yuseong-gu, Daejeon 305-353, Republic of Korea) ,  Park Jin Hee (Korea Atomic Energy Research Institute, 1405 Daedeok-daero, Yuseong-gu, Daejeon 305-353, Republic of Korea) ,  Kim Dong-San (Korea Atomic Energy Research Institute, 1405 Daedeok-daero, Yuseong-gu, Daejeon 305-353, Republic of Korea) ,  Lim Ho-Gon (Korea Atomic Energy Research Institute, 1405 Daedeok-daero, Yuseong-gu, Daejeon 305-353, Republic of Korea)
資料名： Nuclear Engineering and Design  (Nuclear Engineering and Design)
巻： 315  ページ： 77-92  発行年： 2017年 
JST資料番号： E0189B  ISSN： 0029-5493  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： オランダ (NLD)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 冷却材喪失事故(LOCA)は常に最も重要な起因事象の1つと考えられた。しかし,現在まで,ほとんどの確率論的安全性評価モデルは冷却材喪失事故(LOCA)の三群を採用した,WASH-1400報告で使用される正確な破断サイズ境界は1975年に発表された。リスク情報に基づく応用のための現実的なPSAの重要性の認識を,いくつかの研究は,LOCAの現実的な熱水力学的挙動を見出し,PSAモデルを向上させることを試みた。本研究の目的は,最良推定熱流力コードを用いた成功基準解析に基づくLOCA炉心損傷頻度の現実的な結果を得ることである。そうするために,韓国標準原子力プラント(KSNP)をこの研究のために選択した。MARSコードは,熱流体力学解析のために使用され,AIMSコードは炉心損傷定量化のために使用した。熱水力学解析における主要な発見の一つは,崩壊熱は井戸におけると0.8 9 4のLOCAにおける高圧安全注入だけで1.4以下のLOCAでのみ正常二次冷却によって除去されることが分かった。新しい破断サイズ境界と新しい成功基準に関する熱流力特性の結果に基づいて,五種の新しいイベントツリー(ET)を開発した。新LOCA ETsの炉心損傷頻度は5.80E0.07(/y)であり,従来のPSA ETよりも12%小さかった。本研究では,決定論的安全性評価の観点からLOCAの全破断サイズのための熱流力特性だけでなく,更新情報を用いたLOCAのより現実的な炉心損傷頻度を得た。本研究の結果と従来の知見間の差は,現在の緊急演算子法を修正し,他の核発電所型を設計するために使用できる。Copyright 2017 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【Powered by NICT】

シソーラス用語： 高圧 ,  *熱流 ,  安全性 ,  *熱流力特性 ,  大韓民国 ,  確率論 ,  熱水 ,  *炉心破壊 ,  原子力発電所 ,  崩壊熱 ,  冷却材喪失 ,  安全評価 ,  破断
準シソーラス用語： 熱水力学 ,  評価モデル , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (5件)： LOCA ,  確率論的安全性評価 ,  炉心損傷頻度 ,  安全注入 ,  正常二次冷却

分類 (1件)： 水冷却炉の安全性  (MD06020H)

タイトルに関連する用語 (5件)： 熱流力特性 ,  解析 ,  LOCA ,  炉心損傷頻度 ,  定量化