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J-GLOBAL ID：202102250000250668   整理番号：21A1775426

PWRにおけるRCVの充電線の熱疲労特性の研究【JST・京大機械翻訳】

Investigation of Thermal Fatigue Characteristics of Charging Line of RCV in PWR

著者 (6件)： Ahmad Naeem (North China Electric Power University, Beijing, China) ,  Li XiangBin (North China Electric Power University, Beijing, China) ,  Ahmad Iftikhar (North China Electric Power University, Beijing, China) ,  Li Nan (North China Electric Power University, Beijing, China) ,  Ahmed Shahroze (North China Electric Power University, Beijing, China) ,  Abdul Gayoum AlFadl Ahmed Abdul Ghani (North China Electric Power University, Beijing, China)
資料名： ASME Conference Proceedings  (ASME Conference Proceedings)
号： ICONE25  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： 原子力発電所(NPP)部品は熱制約,内部圧力および熱過渡に耐える必要がある。これらの熱過渡は再び繰り返され,再び部品の熱疲労につながる。それは,長期的にNPP成分の劣化に関して重要な影響を持った。テスとバルブの混合のような異なるNPP成分に関する熱疲れの研究を以前に行ったが,NPPの化学および体積制御システム(RCV)における充電線は熱疲れ解析に対して無視されてきた。チャージングラインはRCVから原子炉冷却材システム(RCP)への接続である。充電線の安全性を高めるために,配管システムの熱疲れ評価を流体構造相互作用(FSI)解析を用いて行った。パイプ内の温度分布を熱流体解析(CFX)により決定し,その結果を配管システムの構造モデルに適用し,熱応力(過渡構造)を決定した。結果は疲労亀裂の位置を明らかにした。疲労損傷を引き起こす応力のタイプを同定した。CFD解析は,構造の熱負荷に関する乱流の役割を明らかにすることができた。本研究は,NPP部品における熱疲れ損傷を最小化するための永久方法論を確立するための貴重な情報を提供する。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： 温度分布 ,  相互作用 ,  熱応力 ,  乱流 ,  疲れ亀裂 ,  内圧 ,  原子炉冷却系 ,  *熱疲れ ,  *充電 ,  熱負荷 ,  疲れ損傷 ,  配管システム ,  原子力発電所
準シソーラス用語： 熱流体解析 ,  CFD解析 , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (1件)： 原子炉冷却系  (MD04040P)

タイトルに関連する用語 (4件)： PWR ,  充電 ,  疲労特性 ,  研究