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J-GLOBAL ID：202202235479492277   整理番号：22A1179782

CPR1000PWRの一次冷却材における燃料信頼性とI-131/I-133の関係【JST・京大機械翻訳】

Relationship Between Fuel Reliability and I-131/I-133 in the Primary Coolant of CPR1000 PWRs

著者 (7件)： Fu Pengtao (1China Nuclear Power Technology Research Institute Co., Ltd., Shenzhen, China) ,  Liang Shan (2Yangjiang Nuclear Power Co., Ltd., Yangjiang, China) ,  Lu Shengbo (3Sino-French Institute of Nuclear Engineering and Technology, Sun Yat-Sen University, Zhuhai, China) ,  Zhou Wenzhong (3Sino-French Institute of Nuclear Engineering and Technology, Sun Yat-Sen University, Zhuhai, China) ,  Yang Xiaohuan (4Liaoning Hongyanhe Nuclear Power Co., Ltd., Dalian, China) ,  Xu Jiehao (5Fujian Ningde Nuclear Power Co., Ltd., Fujian, China) ,  Han Song (1China Nuclear Power Technology Research Institute Co., Ltd., Shenzhen, China)
資料名： Frontiers in Energy Research (Web)  (Frontiers in Energy Research (Web))
巻： 10  ページ： 860480  発行年： 2022年 
JST資料番号： U7069A  ISSN： 2296-598X  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： スイス (CHE)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 燃料棒と一次冷却材における核分裂生成物の生産と放出を,加圧水反応器の通常の運転中の動力学モデルによってシミュレートした。一次冷却剤におけるI-131/I-133の典型的比率は,それぞれ,小さなまたは大きい欠陥による完全な燃料と燃料故障のための平衡状態で理論的に推定した。一次ループにおける放射化学データを収集し,運転CPR1000 PWRユニットにおける36サイクルからコンパイルした。統計的結果は,モデルおよび運転CPR1000 PWRユニットにおける統計的結果による予測が,無傷燃料および燃料故障の両方に対して定性的に一致したことを示した。また,燃料故障の従来の閾値I-131/I-133≧0.1は,分布の重なりにより誤判断を引き起こし,I-131/I-133≧0.15は,無傷燃料棒の98%運転日と燃料故障の94%運転データを識別することを示した。Copyright 2022 The Author(s) All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： 核分裂生成物 ,  *故障 ,  信頼性 ,  反応器 ,  冷却剤 ,  *原子炉冷却材 ,  放射化学 ,  燃料棒 ,  平衡状態
準シソーラス用語： 動力学モデル ,  *一次冷却材 , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (5件)： 燃料破損 ,  I-131/I-133 ,  核分裂生成物放出 ,  CPR1000 ,  故障サイズ

分類 (2件)： 原子炉核特性  (MD02040B) ,  原子炉冷却系  (MD04040P)

引用文献 (16件)：

• AllisonG. M., RobertsonR. F. (1961). The Behaviour of Fission Products in Pressurized-Water Systems- (A Review of Defect Tests on UO2 Fuel Elements at Chalk River). Ontario (Canada), Atomic Energy of Canada Ltd.
• AlvarezL., DanielsT., DangoulèmeD. (2010). Review of Fuel Failures in Water Cooled Reactors (No. NF-T-2.1). Vienna (Austria). International Atomic Energy Agency.
• ChambersM., KadivnikD., KurinčičB. (2013). “Evaluation of Reactor Coolant System Specific Activity to Determine Fuel Integrity at NPP Krško” in Proceeding of 22nd international conference nuclear energy for new Europe. Ljubljana (Slovenia), Nuclear Society of Slovenia.
• ChengB., LinC. C., WatkinsK., HemholzH. (2003). Fuel Integrity Monitoring and Failure Evaluation Handbook: Revision 1. Palo Alto, CA: EPRI.
• ChunM.-H., TakN.-I., LeeS.-K. (1998). Development of a Computer Code to Estimate the Fuel Rod Failure Using Primary Coolant Activities of Operating PWRs. Ann. Nucl. Energ. 25 (10), 753-763. doi: 10.1016/s0306-4549(97)00126-6

タイトルに関連する用語 (2件)： 一次冷却材 ,  燃料