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J-GLOBAL ID：202102222020863945   整理番号：21A1823639

供用中欠陥の存在による圧力管破損のリスクのためのCANDU原子炉炉心の確率的評価【JST・京大機械翻訳】

Probabilistic Assessment of CANDU Reactor Core for Risk of Pressure Tube Failure due to Presence of In-Service Flaws

著者 (4件)： Cho David (Bruce Power, Toronto, ON, Canada) ,  Mok Danny H. B. (Amec Foster Wheeler, Toronto, ON, Canada) ,  Xu Steven X. (Kinectrics, Inc., Toronto, ON, Canada) ,  Scarth Douglas A. (Kinectrics, Inc., Toronto, ON, Canada)
資料名： ASME Conference Proceedings  (ASME Conference Proceedings)
号： PVP2017  ページ： Null  発行年： 2017年 
JST資料番号： A0478C  資料種別： 会議録 (C)
記事区分： 原著論文  発行国： アメリカ合衆国 (USA)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： CANDU(1)反応器における供用中のZr-2.5Nb圧力管の解析的評価のための技術的要求をカナダ標準協会(CSA)N285.8に提供した。評価は,使用中の欠陥の存在を含むすべてのサービス内劣化機構に対処しなければならない。燃料バンドルスクラッチ,デブリフレッチング欠陥,パッドフレッチング欠陥を含む燃料束,パッドフレッチング欠陥,エロージョンショット欠陥および隙間腐食欠陥を含むCANDU Zr-2.5Nb圧力管の供用中の検査中に見出された法則は,本質的に体積および鈍い。これらの使用中の欠陥は,圧力管運転中の亀裂開始サイトとなり,圧力管破壊につながる可能性がある。CSA N285.4当りの許容基準を満足しない任意の検出欠陥を,圧力管の連続運転を正当化するために解析的に評価する必要がある。さらに,原子炉炉心全体における供用中の欠陥の存在による圧力管破壊のリスクを評価する必要がある。CANDU原子炉炉心における使用中の欠陥の存在による圧力管破損のリスクの評価のレビューをこの論文で提供した。レビューは,原子炉炉心における欠陥に関連する劣化機構を評価するためのCSA N285.8における技術的要求をカバーする。供用中の欠陥の存在による圧力管破損のための原子炉炉心の確率的評価の現在のカナダ産業実践を,亀裂開始の欠陥の評価,その後の壁貫通への亀裂成長,および原子炉の安全停止前の不安定な亀裂成長による圧力管破断を含めて記述した。供用中の欠陥の存在による圧力管故障のリスクに対する原子炉炉心の確率的評価の適用による運転経験も提供した。Please refer to the publisher for the copyright holders. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： *原子炉 ,  故障 ,  破断 ,  反応器 ,  カナダ ,  燃料集合体 ,  隙間腐食 ,  亀裂伝搬 ,  *圧力管 ,  *CANDU型原子炉 ,  亀裂発生
準シソーラス用語： スクラッチ ,  Zr-2.5Nb合金 , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (2件)： 水冷却型原子炉  (MD03010B) ,  原子炉容器  (MD04050A)

タイトルに関連する用語 (8件)： 供用 ,  欠陥 ,  圧力管 ,  破損 ,  リスク ,  CANDU原子炉 ,  確率 ,  評価