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J-GLOBAL ID：201902294178321599   整理番号：19A2026008

結合三次元中性子動力学と熱流体力学を用いたカナダSCWRのための制御棒落下事故の解析【JST・京大機械翻訳】

Analysis of Control Rod Drop Accidents for the Canadian SCWR Using Coupled 3-Dimensional Neutron Kinetics and Thermal Hydraulics

著者 (2件)： Salaun Frederic ( McMaster University, 1280 Main Street West, Hamilton, ON, Canada L8S 4L8,) ,  Novog David R. ( McMaster University, 1280 Main Street West, Hamilton, ON, Canada L8S 4L8,)
資料名： Science and Technology of Nuclear Installations (Web)  (Science and Technology of Nuclear Installations (Web))
巻： 2018  ページ： Null  発行年： 2018年 
JST資料番号： U7826A  ISSN： 1687-6075  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： GEN IV反応器設計であるカナダ超臨界水冷却炉(SCWR)は,熱力学的臨界点を超える水を用いて,良く確立されたCANDUと沸騰水反応器のハイブリッド設計である。バッチ燃料設計を与えて,燃料サイクルを通して反応性を管理するために制御棒を用いた。本論文では,カナダのSCWRに対する制御棒落下事故(CRDA)の結果を調べた。落下棒によって発生する非対称性は,詳細な熱-水力モデルに結合した正確な三次元中性子速度論計算を必要とする。CRDAをシミュレートする前に,3D反応性フィードバックの適切な実行を検証し,種々の感度研究を行った。本研究は,SCWRコアに対する提案した安全システムが,最大シースと中心線温度を超える前にCRDAシーケンスを終了できることを実証した。コアの周辺のロッドを含む一つの例では,提案したトリップセットポイント(115%FP)は超過せず,新しい定常状態に達した。したがって,設計には,原子炉停止がそのような空間異常に対して保証されるような既存のCANDU設計と同様に,高ログ率および/または局所中性子過剰電力保護(NOP)トリップに対する条項も含まれることが推奨される。Copyright 2018 Frederic Salaun and David R. Novog. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： フィードバック ,  トリップ ,  ロット ,  速度論 ,  *原子炉制御棒 ,  *カナダ ,  反応器 ,  核燃料サイクル ,  *三次元 ,  反応性 ,  電力 ,  臨界点
準シソーラス用語： 定常状態 ,  *転落事故 ,  *SCWR型原子炉 , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (3件)： 原子炉核特性  (MD02040B) ,  水冷却炉の安全性  (MD06020H) ,  水冷却型原子炉  (MD03010B)

引用文献 (35件)：

• L. K. H. Leung, M. Yetisir, W. Diamond et al., "A next generation heavy water nuclear reactor with supercritical water as coolant," Proceedings of the International Conference on Future of Heavy Water Reactors, Ottawa, Canada, 2011.
• F. Salaun, D. Novog, "Spatial and bulk reactivity systems design and optimization for the Canadian Supercritical Water Reactor," Canadian Nuclear Laboratories Nuclear Review, vol. 5, no. 2, pp. 285-298, 2016.
• M. Andreani, D. Bittermann, P. Marsault, O. Antoni, A. Keresztúri, M. Schlagenhaufer, A. Manera, M. Seppäla, J. Kurki, "Evaluation of a preliminary safety concept for the HPLWR," Progress in Nuclear Energy, vol. 55, pp. 68-77, 2012.
• C. Maráczy, A. Keresztúri, I. Trosztel, G. Hegyi, "Safety analysis of reactivity initiated accidents in a HPLWR reactor by the coupled ATHLET-KIKO3D code," Progress in Nuclear Energy, vol. 52, no. 2, pp. 190-196, 2010.
• G. Hegyi, A. Kereszturi, C. Maraczy, I. I. Trosztel, "reactivity initiated accident analysis of the HPLWR Three pass core with ascending gap flow using the KIKO3D-ATHLET code," Proceedings of the International Conference Nuclear Energy for New Europe, Portoroz, Sloven, 2010.

タイトルに関連する用語 (8件)： 中性子 ,  動力学 ,  熱流体力学 ,  カナダ ,  SCWR ,  制御棒 ,  落下事故 ,  解析