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J-GLOBAL ID：202002230985587304   整理番号：20A2101767

事故フォールトトレラント燃料の安全性能予備分析【JST・京大機械翻訳】

Preliminary Analysis of Safety Performance for Accident-tolerant Fuel

著者 (10件)： Yang Hongfa (中国核動力研究設計院核反応堆系統設計技術重点実験室,四川成都 610213) ,  Wu Yingwei (西安交通大学核科学与技術学院,陜西西安 710049) ,  Yin Shasha (中国核動力研究設計院核反応堆系統設計技術重点実験室,四川成都 610213) ,  Liu Minghao (中国核動力研究設計院核反応堆系統設計技術重点実験室,四川成都 610213) ,  Wang Yu (中国核動力研究設計院核反応堆系統設計技術重点実験室,四川成都 610213) ,  Lai Jianyong (中国核動力研究設計院核反応堆系統設計技術重点実験室,四川成都 610213) ,  Liao Xianwei (中国核動力研究設計院核反応堆系統設計技術重点実験室,四川成都 610213) ,  Xie Haiyan (中国核動力研究設計院核反応堆系統設計技術重点実験室,四川成都 610213) ,  Wang Jiarui (中国核動力研究設計院核反応堆系統設計技術重点実験室,四川成都 610213) ,  Ouyang Bin (中国核動力研究設計院核反応堆系統設計技術重点実験室,四川成都 610213)
資料名： Yuanzineng Kexue Jishu  (Yuanzineng Kexue Jishu)
巻： 54  号： 8  ページ： 1441-1447  発行年： 2020年 
JST資料番号： C2078A  ISSN： 1000-6931  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： 中国 (CHN)  言語： 中国語 (ZH)

抄録/ポイント： 事故フォールトトレラント燃料(ATF)は、燃料材料の熱物性あるいは包殻材料の高温酸化性能を高めることによって、核燃料の事故フォールトトレランス能力を強化し、核燃料を長期に厳重な事故に耐えることができる。ATFのRELAP5プログラムに二次開発を適用して,UO2-FeCrAl,FCM-FeCrAlの2種類のATFと従来の核燃料UO2-Zir-4の大破水事故の安全解析を行った。比較事故解析の結果,次のことが分かった。従来のUO2コアブロックと比較して、定常状態運転条件下で、熱伝導率が高いFCMコアブロックは、より低い燃料中心温度とより小さい燃料半径方向温度勾配を持ち、同時に、過渡事故条件下において、FCMコアブロックはより低い過渡初期温度とより小さい燃料温度増加率を有する。従来のZir-4被覆と比較して,FeCrAlは,過渡的事故条件下で,より小さいピーク温度を持ち,そして,FeCrAl被覆は,より良好な耐高温酸化性能を持ち,そして,事故プロセスの間,より少ない水素質量を持った。Data from Wanfang. Translated by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： 熱伝導率 ,  水素 ,  高温酸化 ,  被覆 ,  核燃料 ,  半径方向 ,  温度勾配 ,  事故分析 ,  安全解析 ,  *フォールトトレランス
準シソーラス用語： 運転条件 ,  熱物性 ,  RELAP ,  定常状態 ,  二酸化ウラン , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (2件)： 水冷却炉の安全性  (MD06020H) ,  液体金属冷却型原子炉  (MD03030X)

タイトルに関連する用語 (4件)： 事故 ,  フォールトトレラント ,  燃料 ,  分析