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J-GLOBAL ID：201702216795560527   整理番号：17A1503574

THコードにおける統合された熱流力モデルを用いた小型高温ガス炉のATWSの3次元空間-時間解析【Powered by NICT】

3D space-time analysis of ATWS in compact high temperature reactor with integrated thermal-hydraulic model in code ARCH-TH

著者 (3件)： Dwivedi D.K. (Reactor Physics Design Division, Bhabha Atomic Research Centre, Mumbai 400085, India) ,  Gupta Anurag (Reactor Physics Design Division, Bhabha Atomic Research Centre, Mumbai 400085, India) ,  Kannan Umasankari (Reactor Physics Design Division, Bhabha Atomic Research Centre, Mumbai 400085, India)
資料名： Annals of Nuclear Energy  (Annals of Nuclear Energy)
巻： 110  ページ： 306-316  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： CompactH igh Temperature Reactor(CHTR)は,水素製造と同様のプロセス熱応用のための包括的なインドの高温度原子炉計画のための技術実証装置として設計されている。100kWth CHTRコアは~233U-Th基づくTRISO被覆燃料粒子,BeO減速材とLBE冷却材立形プリズム状燃料集合体における自然循環とから構成されている。CHTRは新しい概念設計であり,包括的統合Neutronics/Thermal油圧(N TH)分析と研究を必要とする。設計と安全性研究のために,CHTRのスクラム(ATWS)なしで予想過渡現象の3次元空間-時間分析は,温度フィードバックのさまざまな事例で固有コードシステムを用いて詳細に行った。分析で観察された顕著な特徴の一つは,CHTRにおける高い核分裂性物質含有量と高温コア条件に起因する弱いDopplerフィードバックの場合,BeO減速材は原子力発電の上昇と同様にこのような過渡中のピーク燃料と冷却材温度を制限するために重要な役割を果たすことである。これらの研究では,多チャネルベースTHモジュールでの1D径方向熱伝導は3D空間-時間符号アーチを開発した。コードのニュートロニクスと断熱Dopplerフィードバック能力の生存率は,AERベンチマーク問題(AER DYN01&02)を検討し,結果を議論した。解析は過渡ピーク燃料と冷却材温度はスクラム失敗もTRISO粒子(~1600°C)およびLBE冷却材(1670°C)の沸点の燃料安全基準よりはるかに低い値で制限されることを示した。CHTRにおけるBeO減速材の温度フィードバック効果の重要性はその種の最初であると思われるが,文献に報告されていない。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： *ATWS ,  熱流力特性 ,  安全性 ,  ベンチマーク ,  原子力発電 ,  自然循環 ,  *高温 ,  過渡現象 ,  概念設計 ,  *HTGR型原子炉 ,  フィードバック ,  燃料集合体 ,  安全基準
準シソーラス用語： 冷却材 ,  減速材 , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (6件)： 高温反応器 ,  熱流力特性と結合した中性子工学 ,  温度フィードバック ,  AERベンチマーク ,  BeO減速材 ,  LBE冷却材

分類 (3件)： 原子炉熱力学  (MD02030Q) ,  原子炉動特性  (MD02020F) ,  原子炉核特性  (MD02040B)

タイトルに関連する用語 (8件)： Th ,  統合 ,  熱流 ,  モデル ,  高温ガス ,  ATWS ,  3次元空間 ,  時間解析