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J-GLOBAL ID：201702222139450737   整理番号：17A1717166

SMARTの標準設計承認への熱流力検証試験の寄与【Powered by NICT】

Contribution of thermal-hydraulic validation tests to the standard design approval of SMART

著者 (6件)： Park Hyun-Sik (Thermal Hydraulics and Severe Accident Research Division, Korea Atomic Energy Research Institute, 989-111 Daedeokdaero, Yuseong, Daejeon 34057, Republic of Korea) ,  Kwon Tae-Soon (Thermal Hydraulics and Severe Accident Research Division, Korea Atomic Energy Research Institute, 989-111 Daedeokdaero, Yuseong, Daejeon 34057, Republic of Korea) ,  Moon Sang-Ki (Thermal Hydraulics and Severe Accident Research Division, Korea Atomic Energy Research Institute, 989-111 Daedeokdaero, Yuseong, Daejeon 34057, Republic of Korea) ,  Cho Seok (Thermal Hydraulics and Severe Accident Research Division, Korea Atomic Energy Research Institute, 989-111 Daedeokdaero, Yuseong, Daejeon 34057, Republic of Korea) ,  Euh Dong-Jin (Thermal Hydraulics and Severe Accident Research Division, Korea Atomic Energy Research Institute, 989-111 Daedeokdaero, Yuseong, Daejeon 34057, Republic of Korea) ,  Yi Sung-Jae (Thermal Hydraulics and Severe Accident Research Division, Korea Atomic Energy Research Institute, 989-111 Daedeokdaero, Yuseong, Daejeon 34057, Republic of Korea)
資料名： Nuclear Engineering and Technology  (Nuclear Engineering and Technology)
巻： 49  号： 7  ページ： 1537-1546  発行年： 2017年 
JST資料番号： A0688B  ISSN： 1738-5733  CODEN： WJHKAW  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： 多くの熱水力試験はSMART(システム統合化モジュラー先進原子炉)設計の検証,の標準設計承認は,韓国の規制機関によって発行された韓国原子力研究所で実施された。本論文では,SMART標準設計認可にこれらの試験の寄与について考察した。VISTA ITL(過渡現象と事故積分試験ループの積分シミュレーションによる実験的検証)と命名した統合効果試験施設を用いて,TASS/SMR-S(過渡および設定点シミュレーション/中小)安全解析コードを評価し,その保守性を確認するために,標準設計承認を支援するために,スマート設計最適化のためのデータベースを構築した。添加では,多くの個別効果試験を実施した。反応器内部流れ試験は,反応器内部の流れと圧力分布を評価するためのSCOP(SMART炉心流分布と圧力降下試験)施設を用いて行われてきた。ECC(緊急炉心冷却材)性能試験は安全注入性能を評価し,安全性解析コードで用いられている熱流力モデルを検証するためにSWAT(SMART ECC水不斉相チョーキング試験)施設を用いて行った。フレオンCHF(臨界熱流束)試験は5×5ロッドバンドルフレオンCHF試験からデータベースを構築し,安全性解析と炉心設計コードでDNBR(核沸騰比からの逸脱)モデルを評価するためにFTHEL(フレオン熱水力実験ループ)施設を用いて行った。これらの試験結果は,設計基準,設計ツール,および分析方法論を検証するためにSMARTの標準設計承認のために使用した。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： 過渡現象 ,  安全性 ,  反応器 ,  安全解析 ,  圧力損失 ,  *熱流 ,  臨界熱流束 ,  原子炉 ,  性能試験 ,  圧力分布 ,  大韓民国 ,  設計基準 ,  データベース ,  シミュレーション
準シソーラス用語： *SMART , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (5件)： 設計認可 ,  積分効果試験 ,  分離効果試験 ,  スマート ,  検証試験

分類 (2件)： 放射性廃棄物  (MB05000Y) ,  原子炉安全一般  (MD06010W)

タイトルに関連する用語 (4件)： SMART ,  承認 ,  熱流 ,  検証試験