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J-GLOBAL ID：202202231685148011   整理番号：22A0432249

BWR崩壊熱計算のためのUNF-ST&DARDS As負荷安全解析法の検証【JST・京大機械翻訳】

Validation of UNF-ST&DARDS As-loaded safety analysis methods for BWR decay heat calculations

著者 (4件)： Clarity Justin B. (Oak Ridge National Laboratory, Nuclear Energy and Fuel Cycle Division, Oak Ridge, TN, USA) ,  Liljenfeldt Henrik (Noemi Analytics, Uppsala, Sweden) ,  Banerjee Kaushik (Pacific Northwest National Laboratory, Richland, WA, USA) ,  Miller L. Paul (Oak Ridge National Laboratory, Nuclear Energy and Fuel Cycle Division, Oak Ridge, TN, USA)
資料名： Progress in Nuclear Energy  (Progress in Nuclear Energy)
巻： 143  ページ： Null  発行年： 2022年 
JST資料番号： H0693A  ISSN： 0149-1970  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： UNF-ST&DARDS減衰熱計算における保守主義の新しい評価を行った。UNF-ST&DARDSを用いて,使用済核燃料(SNF)貯蔵,輸送,および処分システムに対する安全解析計算における非信用限界を定量化した。UNF-ST&DARDSにおける組立特異的負荷安全解析手法の目標は,SNFシステムの時間依存現実的状態を決定することである。しかし,与えられた燃料特性のセットに対して,減衰熱のような安全解析パラメータを保存的に推定することが望ましい。一般的UNF-ST&DARDS組立特異的負荷分析(UNF-ST&DARDS内の境界として参照される)における保守主義の一次源は,広範囲の原子炉運転シナリオを包む試みを試みている様々な反応器操作パラメータの保守的仮定である。本論文の評価は,UNF-ST&DARDS結合負荷使用済燃料分析方法論において十分な減衰熱保守が保持されることを実証するのに必要である。また,本論文は,減衰熱値に及ぼす最終サイクル電力のような種々のパラメータの時間依存性影響を実証した。UNF-ST&DARDS結合減衰熱計算と,詳細な計算と呼ばれる燃料集合体運転履歴の詳細な記述を用いて行った計算の比較を,最近得られたデータを用いて実行した。この評価を行うのに用いたデータは,スウェーデンのBWR反応器から,US沸騰水炉(BWR)サイトからの3019アセンブリと2117アセンブリ(9528×8,および116510×10)の1セットからである。USデータの解析は,境界計算のための2組の仮定を含み,2つのデータセットを生成した。第1の解析は,詳細なデータからの境界計算のためにサイクルごとの燃焼が導出され,得られたデータセットを生成した。第2に,US核燃料データ調査(形式GC-859)データを組み込んだ仮定が,同じ集合体のサブセットの計算に含まれ,GC-859データセットを生成した。仮定を結合させると,得られたデータセットの保守主義の平均レベル(減衰熱の過大評価)は,導出されたデータセットで9.0%と17.7%の間であり,GC-859データセットで11.4%と32.3%,スウェーデン8×8燃料で10.1%と62.6%の間,スウェーデン10×10燃料で8.3%と44.7%の間であった。結合と詳細データの間の比率における保守主義と散乱のレベルは,導き出したUSとスウェーデンのデータセットのために100年と200年の事例のために著しく増加した。GC-859データセットは,初期冷却時間において大きな保守性を持ち,その後,時間によって収縮し,100年および200年の冷却時間に対して増加した。これらの結果は,UNF-ST&DARDSが,組立特性と操作履歴に基づく組立減衰熱の計算に使用可能であり,ライセンス基礎減衰熱計算への潜在的重要なマージンを同定するのに,UNF-ST&DARDSによって計算された減衰熱は,本研究で評価した組立と操作条件の仮定の範囲に対するより詳細な計算と比較して,まだ保守的であることを示した。Copyright 2022 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： 電力 ,  保全 ,  核燃料 ,  反応器 ,  スウェーデン王国 ,  時間依存性 ,  燃料集合体 ,  BWR型原子炉 ,  使用済燃料要素 ,  ライセンス ,  *崩壊熱 ,  保全性 ,  凝集体
準シソーラス用語： 操作条件 ,  原子炉運転 , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (4件)： 使用済み核燃料 ,  UNF-ST&DARDS ,  崩壊熱 ,  LWR

分類 (1件)： 原子炉核特性  (MD02040B)

タイトルに関連する用語 (5件)： BWR ,  崩壊熱 ,  計算 ,  安全解析 ,  検証