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J-GLOBAL ID：201802241332554595   整理番号：18A0797201

MARS-LMRを用いたPGSFRにおけるパッシブ反応器ボールト冷却システム(RVCS)の熱流力解析【JST・京大機械翻訳】

Thermal-hydraulic analyses of passive reactor vault cooling system (RVCS) in PGSFR using MARS-LMR

著者 (3件)： Choi Chiwoong (Sodium-Cooled Fast Reactor Design Division, Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), 989-111, Daedeok-Daero, Yuseong-Gu, Daejeon 305-353, Republic of Korea) ,  Jeong Taekyeong (Sodium-Cooled Fast Reactor Design Division, Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), 989-111, Daedeok-Daero, Yuseong-Gu, Daejeon 305-353, Republic of Korea) ,  An Sangjun (Sodium-Cooled Fast Reactor Design Division, Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), 989-111, Daedeok-Daero, Yuseong-Gu, Daejeon 305-353, Republic of Korea)
資料名： Annals of Nuclear Energy  (Annals of Nuclear Energy)
巻： 117  ページ： 333-342  発行年： 2018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： KAERIは,韓国におけるプール型および金属燃料高速炉であるプロトタイプGen-IVナトリウム冷却高速炉(PGSFR)を開発した。最近,PGSFRにおける厳しい事故に対する軽減特性として,原子炉バット冷却システム(RVCS)が設計された。コンクリートと格納容器の間に位置するRVCSは,空気自然循環を利用するパッシブ冷房システムである。RVCSの主要な目標は,格納容器や原子炉容器のような構造物の不完全性を保ち,容器内の放射性物質を閉じ込めることである。制御棒位置が原子炉容器膨張により変化するので,システムは原子炉容器温度に影響を及ぼし,反応器容器は過渡時の反応性フィードバックにおける重要な構造である。本研究では,個々のRVCSモデルを用いて設計したRVCSの性能試験を行った。事故条件の下でのRVCS性能の影響をチェックするために,ヒートシンクの非保護損失(ULOHS)と全熱除去システム故障(THRSF)事故をRVCSの有無で分析した。RVCSはULOHSの間の反応性フィードバックに好ましい効果を持ち,RV膨張はRVCSを通しての強化冷却により低減され,現在のRVCS設計は厳しい事故条件の緩和に十分な能力を持つ。さらに,内部構造完全性に関して,ダンパ開口時間効果もTHRSFの間に評価した。Copyright 2018 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： プロトタイプ ,  熱除去 ,  *反応器 ,  大韓民国 ,  完全性 ,  *冷却系機器 ,  構造物 ,  高速中性子型原子炉 ,  コンクリート ,  *熱流 ,  性能試験 ,  フィードバック ,  原子炉 ,  反応性 ,  原子炉容器

著者キーワード (6件)： プロトタイプGen-IVナトリウム冷却高速炉(PGSFR) ,  原子炉ボールト冷却システム(RVCS) ,  MARS-LMR ,  非保護事象 ,  反応性フィードバック ,  過酷事故

分類 (1件)： 水冷却炉の安全性  (MD06020H)

タイトルに関連する用語 (7件)： MARS ,  LMR ,  パッシブ ,  反応器 ,  冷却システム ,  熱流 ,  力解析