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J-GLOBAL ID：202102290452466789   整理番号：21A1823558

原子炉内部ボルトのエージング管理のための確率的構造解析【JST・京大機械翻訳】

Probabilistic Structural Analysis for Aging Management of Reactor Internals Bolting

著者 (4件)： Troyer Greg (AREVA Inc., Lynchburg, VA) ,  Waskey Christopher (AREVA Inc., Lynchburg, VA) ,  Somers Jarrett (AREVA Inc., Lynchburg, VA) ,  Fyfitch Stephen (AREVA Inc., Lynchburg, VA)
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： 米国加圧水炉では,原子炉内部は,拡張運転の期間を通して安全な運転を確保するために,MRP-227のオースピックの下で,拡張検査を受ける。最近の運転経験は,非機能的BFBを置き換えるために,緊急で長い停止が要求されているバッフル-成形ボルト(BFB)の劣化を明らかにした。BFB劣化を安全に管理するためのプロアクティブアプローチは,非破壊検査(NDE)技術の不確実性とボルト劣化速度とボルト劣化位置の不確実性を扱う統合解析手法を必要とする。これらの不確実性は,潜在的劣化ボルト条件のほぼ無制限の置換を示し,次の検査間隔にわたって反応器内部集合体の構造健全性を示す確率的処理を必要とする。本論文では,原子炉内部応用におけるボルト接合の確率的構造解析によるほぼ10年間の経験を示した。ボルト劣化のためのモデリング技術,劣化ボルトの位置,およびNDE技術の不確実性について論じた。構造設計基準に対するボルト破壊パターンを急速に評価する技術を論じた。これらの技法は,初期検査のための要求の定義,再検査間隔のための要求,およびオペレータの財政的およびリスク管理目的を満たすように最適化された処方置換ボルトパターンを可能にし,一方,設計基準を維持する厳密な実証による安全性を保証した。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 ,  最適化 ,  *構造解析 ,  オペレータ ,  不確実性 ,  反応器 ,  PWR型原子炉 ,  構造設計 ,  ボルト継手 ,  リスク管理 ,  非破壊検査 ,  設計基準 ,  凝集体
準シソーラス用語： 再検査 ,  構造健全性 , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (3件)： 原子炉の構成要素と原子炉材料一般  (MD04010I) ,  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 (5件)： 原子炉 ,  ボルト ,  エージング ,  確率 ,  構造解析