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J-GLOBAL ID：202202213599514898   整理番号：22A1169858

原子炉調整システム応答によるCANDU原子炉モデル化のためのTRACE/PARCS ECI能力の開発と試験【JST・京大機械翻訳】

Development and Testing of TRACE/PARCS ECI Capability for Modelling CANDU Reactors with Reactor Regulating System Response

著者 (2件)： Younan Simon (Department of Engineering Physics, McMaster University, Hamilton L8S 4L8, Canada) ,  Novog David R. (Department of Engineering Physics, McMaster University, Hamilton L8S 4L8, Canada)
資料名： Science and Technology of Nuclear Installations (Web)  (Science and Technology of Nuclear Installations (Web))
巻： 2022  ページ： Null  発行年： 2022年 
JST資料番号： U7826A  ISSN： 1687-6075  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： USNRCコードTRACEとPARCSの使用をCANDU原子炉の結合安全解析のために考慮した。CANDUシミュレーションの重要な要素は,CANDU反応器調節システム(RRS)による熱-水力と物理現象間の相互作用である。今日まで,この領域におけるTRACE-PARCSにおいて,開発は,あるいは制限されていない。本研究では,システム熱-油圧コードTRACE_Mac1.0をコア物理コードPARCS_Mac1.0と自然結合させ,RRS制御をTRACEにおける外部通信インタフェイス(ECI)を介して実行した。ECIは外部コードをTRACEに結合するために使用され,付加的な物理モデルと制御システムモデルを含む。本研究では,TRACE ECIライブラリに対するPythonインタフェイスを,Pythonで書かれたRRSモデルと共に開発した。この結合を,CANDU-6 IAEAコード結合ベンチマークと900MW CANDUモデルを用いて,種々の過渡現象に対して試験した。CANDU-6ベンチマークでは,過渡現象にはRRS応答が含まれなかったが,TRACE_Mac1.0/PARCS_Mac1.0結合とECIスクリプト機能性を以前のベンチマークシミュレーションと比較し,外部結合を利用した。900MW CANDUシミュレーションに対して,ECIモジュールとRRSのすべての側面を含めた。ビルトイン結合を使用するときのCANDU-6ベンチマークからの結果は,2xから3xの実行時間を取り入れる結合シミュレーションによる2つのコードの間の外部結合を用いて以前に達成されたものに匹敵する。900MW CANDUシミュレーションは,流れ事象の損失に対するRRS機能を成功裏に実証し,そして,結合解は,性能指数フロー不安定性モデリングに対して適切な性能を示した。Copyright 2022 Simon Younan and David R. Novog. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： *原子炉 ,  過渡現象 ,  シミュレーション ,  相互作用 ,  物理学 ,  反応器 ,  *モデリング ,  油圧 ,  *CANDU型原子炉 ,  インタフェイス ,  ベンチマーク
準シソーラス用語： 実行時間 ,  物理モデル ,  Python ,  スクリプト , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (2件)： 水冷却炉の安全性  (MD06020H) ,  原子炉熱力学  (MD02030Q)

引用文献 (21件)：

• T. Downar, A. Ward, Y. Xu, PARCS v3.3.1 Release Volume I, Input Manual, Washington, DC, USA, 2018.
• United States Nuclear Regulatory Commission, Trace V. 5.1262 User’s Manual Volume 1, Input Specification, Washington, DC, USA, 2019.
• K. Groves, A TRACE/PARCS Coupling, Uncertainty Propagation and Sensitivity Analysis Methodology for the IAEA ICSP on Numerical Benchmarks for Multi-Physics Simulation of Pressurized Heavy Water Reactor Transients, McMaster University, Hamilton, Canada, 2020.
• R. Miró, P. Ana, T. Barrachina, J. C. Martínez-Murillo, C. Pereira, G. Verdú, Implementation of the Control Rod Movement Option by Means of Control Variables in RELAP5/PARCS v2.7 Coupled Code, United States Nuclear Regulatory Commission, Washington, USA, 2014.
• R. Pericas, K. Ivanov, F. Reventós, L. Batet, "Code improvement and model validation for Ascó-II Nuclear Power Plant model using a coupled 3D neutron kinetics/thermal-hydraulic code," Annals of Nuclear Energy, vol. 87, pp. 366-374, 2016.

タイトルに関連する用語 (8件)： 原子炉 ,  調整システム ,  応答 ,  CANDU原子炉 ,  モデル化 ,  能力 ,  開発 ,  試験