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J-GLOBAL ID：202102249743870854   整理番号：21A0157067

ナトリウム冷却高速炉のシステム安全性解析のための過渡熱流力コードの研究開発【JST・京大機械翻訳】

Research and development of a transient thermal-hydraulic code for system safety analysis of sodium cooled fast reactor

著者 (7件)： Yu Yang (Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu, Sichuan 610213, China) ,  Liu Dong (Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu, Sichuan 610213, China) ,  Song Xiaoming (Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu, Sichuan 610213, China) ,  Li Zhongchun (Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu, Sichuan 610213, China) ,  Guo Fengchen (Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu, Sichuan 610213, China) ,  Wang Yafeng (Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu, Sichuan 610213, China) ,  Pang Bo (Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu, Sichuan 610213, China)
資料名： Annals of Nuclear Energy  (Annals of Nuclear Energy)
巻： 152  ページ： Null  発行年： 2021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： 原子炉炉心,中間熱交換器,ポンプなどを含むプール型ナトリウム冷却高速炉のための一次冷却材システムを解析するために,過渡的熱-油圧コードTHCSAを開発した。一次ナトリウム回路,数値法,およびナトリウム流と熱伝達のための補助モデルの種々の成分の数学モデルを詳細に提供した。保護LOFA,LOHS,RIAなどのCEFRのいくつかの典型的な設計基準事故を解析した。原子炉出力,質量流量およびナトリウム温度などの重要なパラメータは,DINROSによって計算された最終安全解析報告のそれらと良く一致した。結果は,それが過渡条件に対して良性の応答を持ち,本研究で開発したモデルと数値法の有効性を証明した。THCSAは,プール型ナトリウム冷却高速炉のシステム安全解析に使用可能であり,CEFRディジタルシミュレータの開発で採用された。Copyright 2021 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： 熱伝達 ,  *ナトリウム ,  数学モデル ,  油圧 ,  設計基準事故 ,  安全解析 ,  有効性 ,  *熱流 ,  質量流量
準シソーラス用語： SAFR型原子炉 ,  中間熱交換器 ,  一次冷却材 , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (4件)： 過渡的熱流力コード ,  THCSA ,  プール型ナトリウム冷却高速炉 ,  DINROS

分類 (2件)： 液体金属冷却炉の安全性  (MD06040D) ,  液体金属冷却型原子炉  (MD03030X)

タイトルに関連する用語 (5件)： ナトリウム冷却高速炉 ,  安全性解析 ,  熱流 ,  研究 ,  開発