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J-GLOBAL ID：201702226119805781   整理番号：17A1454833

沸騰水型原子炉(BWR)応用のためのSCANAIR反応度事故(RIA)燃料性能コードの拡張【Powered by NICT】

Extending the reactivity initiated accident (RIA) fuel performance code SCANAIR for boiling water reactor (BWR) applications

著者 (1件)： Arkoma Asko (VTT Technical Research Centre of Finland Ltd., Kivimiehentie 3, P.O. Box 1000, FI-02044 VTT, Finland)
資料名： Nuclear Engineering and Design  (Nuclear Engineering and Design)
巻： 322  ページ： 192-203  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： 本論文では,SCANAIR過渡燃料性能コードの能力を評価し,拡張沸騰水型原子炉(BWR)燃料低温被覆管破損予測と高温熱水力学モデル化した。研究所放射線防護Nucleaire(IRSN)によって開発された,SCANAIRコードは加圧水型原子炉(PWR)における反応度事故(RIA)中の単一燃料棒の挙動をモデル化するための設計されている。以前の研究(Arffman.,2012)では,開発した実装SCANAIRに入れた新しいB WR被覆管材料特性相関。,ペレット・被覆管機械的相互作用(PCMI)によるB WR被覆管故障を予測する能力SCANAIRのNSRR FK試験系列モデリングによって評価した。いくつかの試験のより大きなデータセットに適用した場合,SCANAIRは合理的に良好な精度で正確な予測を与えることが分かった。SCANAIRにおける標準的な熱水力学モデルである一次元,単相冷却材のみをモデル化することができ,バルク沸騰領域に達したとき,制御棒落下事故,BWR RIAのシミュレーションは不可能である。本研究では,コードの応用分野は,BWRにおけるバルク沸騰を考慮するために拡大した。選択したアプローチでは,SCANAIRは外部熱流動コードと結合した。では,VTTの社内一般的な熱水力学コードGENFLOを使用した。最初シミュレーションは有望な結果を示した。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： ペレット ,  モデリング ,  燃料棒 ,  燃料管 ,  故障 ,  *BWR型原子炉 ,  予測 ,  シミュレーション ,  *反応度事故 ,  原子炉制御棒 ,  相互作用 ,  高温 ,  熱流力特性 ,  PWR型原子炉
準シソーラス用語： 熱水力学 , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (5件)： SCANAIR ,  GENFLO ,  RIA ,  B WR熱流力特性 ,  PCMI

分類 (1件)： 原子炉熱力学  (MD02030Q)

タイトルに関連する用語 (7件)： 沸騰水型原子炉 ,  BWR ,  応用 ,  反応度事故 ,  RIA ,  燃料 ,  拡張