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J-GLOBAL ID：201702216371570229   整理番号：17A1503624

CSR1000のためのLOCAの解析【Powered by NICT】

Analysis on LOCA for CSR1000

著者 (6件)： Chen Juan (School of Nuclear science and Engineering, North China Electric Power University, Beijing 102206, China) ,  Chen Juan (Nuclear Safety and Thermal Power Standardization Institute, North China Electric Power University, Beijing 102206, China) ,  Zhou Tao (School of Nuclear science and Engineering, North China Electric Power University, Beijing 102206, China) ,  Zhou Tao (Nuclear Safety and Thermal Power Standardization Institute, North China Electric Power University, Beijing 102206, China) ,  Liu Liang (Beijing Guodian Zhishen Control Technology Co., Ltd., Beijing 102200, China) ,  Fang Xiaolu (China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Beijing 100840, China)
資料名： Annals of Nuclear Energy  (Annals of Nuclear Energy)
巻： 110  ページ： 903-908  発行年： 2017年 
JST資料番号： C0325D  ISSN： 0306-4549  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： CSR1000(中国超臨界水冷却原子炉1000),既存SCAC CSR1000コードに基づいて,破断流モデルと受動的安全システムを組み込むことにより,LOCA解析のためのCSR1000DP02コードを開発した。冷却材事故(LOCA)の50%ホットレグ破断損失を解析した。結果は,LOCA(冷却材喪失事故が発生した場合,反応器はすぐに向かうことを示した。全体の二燃料チャネルの主給水質量流量,および冷媒質量流量は両冷却材喪失事故(LOCA)が増加した。受動的格納容器冷却系曲線の流れでは,2年代から4年代にかけてピークであり,5.7Sから12Sのから臨界流現象である。冷却材喪失事故が発生した場合,被覆管温度は徐々に減少し,最大被覆温度が1260°Cの安全基準以下であった。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： 安全基準 ,  給水 ,  破断 ,  臨界流 ,  *冷却材喪失 ,  中華人民共和国 ,  質量流量 ,  燃料管 ,  超臨界水 ,  冷媒 ,  被覆
準シソーラス用語： PCCS ,  燃料チャネル ,  ホットレグ ,  冷却材 , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (4件)： CSR1000 ,  LOCA ,  切断流 ,  安全システム

分類 (1件)： 水冷却炉の安全性  (MD06020H)

タイトルに関連する用語 (2件)： LOCA ,  解析