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J-GLOBAL ID：201902220014003712   整理番号：19A1624203

液体金属冷却炉における燃料棒と炉心破損を計算するためのEuclid/V2コード物理モデル【JST・京大機械翻訳】

The EUCLID/V2 Code Physical Models for Calculating Fuel Rod and Core Failures in a Liquid Metal Cooled Reactor

著者 (11件)： Butov A. A. (Novosibirsk Branch, Nuclear Safety Institute, Russian Academy of Sciences, Novosibirsk, Russia) ,  Zhdanov V. S. (Novosibirsk Branch, Nuclear Safety Institute, Russian Academy of Sciences, Novosibirsk, Russia) ,  Klimonov I. A. (Novosibirsk Branch, Nuclear Safety Institute, Russian Academy of Sciences, Novosibirsk, Russia) ,  Kudashov I. G. (Novosibirsk Branch, Nuclear Safety Institute, Russian Academy of Sciences, Novosibirsk, Russia) ,  Kutlimetov A. E. (Novosibirsk Branch, Nuclear Safety Institute, Russian Academy of Sciences, Novosibirsk, Russia) ,  Mosunova N. A. (Nuclear Safety Institute, Russian Academy of Sciences (IBRAE), Moscow, Russia) ,  Strizhov V. F. (Nuclear Safety Institute, Russian Academy of Sciences (IBRAE), Moscow, Russia) ,  Sorokin A. A. (Nuclear Safety Institute, Russian Academy of Sciences (IBRAE), Moscow, Russia) ,  Frolov S. A. (Novosibirsk Branch, Nuclear Safety Institute, Russian Academy of Sciences, Novosibirsk, Russia) ,  Usov E. V. (Novosibirsk Branch, Nuclear Safety Institute, Russian Academy of Sciences, Novosibirsk, Russia) ,  Chukhno V. I. (Novosibirsk Branch, Nuclear Safety Institute, Russian Academy of Sciences, Novosibirsk, Russia)
資料名： Thermal Engineering  (Thermal Engineering)
巻： 66  号： 5  ページ： 293-301  発行年： 2019年 
JST資料番号： W5029A  ISSN： 0040-6015  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： ドイツ (DEU)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 本論文では,液体金属冷却炉における過酷事故のエンドツーエンド解析を行うために開発されたEUCLID/V2統合コードの第2版において構築された基本モデルについて述べた。コードの基本的類似性に関する簡潔な情報を与えた。コードの最初のバージョンとは異なり,その第2版は,燃料ピン,燃料集合,および原子炉炉心故障を含む設計基準および設計基準事故を分析するための付加的ツールを含む。この目的のために,このコードは,その融解,冷却材への核分裂生成物の脱出,回路上の輸送,原子力発電所への放出の結果として燃料棒の気密性破壊を計算することが可能な追加モジュールを追加した。また,コードは,コア故障プロセスを計算するためのモジュールを組み込んだ。コア材料の融解過程,生成融液の運動,冷却材との相互作用,および他の材料との相互作用,および核分裂材料の伝搬を計算するための物理モデルに特別な注意を払った。コア破壊過程を計算するために,多成分3Dモデルを実行した。要素間の熱伝達と摩擦を計算するために用いた方法は,熱伝達と摩擦係数を決定するための良く証明された解析的および経験的関係に基づいている。本論文で示された係数は,得られた多成分流動運動領域と成分(金属とセラミック)のタイプにも依存する。熱機械,熱水力,中性子,燃料棒熱破壊モジュールの共同運転を支配するアルゴリズムを述べた。原子炉における事故の過程におけるデータ交換法に重点を置いた。冷却材およびNPP室における核分裂生成物の輸送を計算するために用いたアプローチを提示した。Copyright 2019 Pleiades Publishing, Inc. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： *液体金属 ,  熱伝達 ,  設計基準 ,  核分裂 ,  原子力発電所 ,  故障 ,  アルゴリズム ,  *燃料棒 ,  モデリング ,  セラミック ,  核分裂生成物 ,  相互作用
準シソーラス用語： コア材 ,  冷却材 ,  *物理モデル , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (6件)： 高速炉 ,  液体金属 ,  Euclid/V2 ,  Hydra-IbRAE/LM ,  SAFR/V1 ,  モデリング

分類 (2件)： 水冷却炉の安全性  (MD06020H) ,  燃料要素  (MD04030E)

タイトルに関連する用語 (5件)： 液体金属冷却炉 ,  燃料棒 ,  炉心破損 ,  計算 ,  物理モデル