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J-GLOBAL ID：202202254699847877   整理番号：22A0651361

WIMS/D4と引用を用いた典型的な1100MWe原子力発電所のための制御棒モデリングと価値計算【JST・京大機械翻訳】

Control Rod Modeling and Worth Calculation for a Typical 1100 MWe Nuclear Power Plant Using WIMS/D4 and CITATION

著者 (9件)： Shahid Izza (Department of Nuclear Engineering, Pakistan Institute of Engineering and Applied Sciences, P.O. Nilore 45650, Islamabad, Pakistan) ,  Shaukat Nadeem (Center for Mathematical Sciences (CMS), Pakistan Institute of Engineering and Applied Sciences, P.O. Nilore 45650, Islamabad, Pakistan) ,  Ali Amjad (Department of Nuclear Engineering, Pakistan Institute of Engineering and Applied Sciences, P.O. Nilore 45650, Islamabad, Pakistan) ,  Bacha Meer (Department of Nuclear Engineering, Pakistan Institute of Engineering and Applied Sciences, P.O. Nilore 45650, Islamabad, Pakistan) ,  Ahmad Ammar (Department of Nuclear Engineering, Pakistan Institute of Engineering and Applied Sciences, P.O. Nilore 45650, Islamabad, Pakistan) ,  Siddique Muhammad Tariq (Department of Physics and Applied Mathematics (DPAM), Pakistan Institute of Engineering and Applied Sciences, P.O. Nilore 45650, Islamabad, Pakistan) ,  Khan Rustam (Department of Nuclear Engineering, Pakistan Institute of Engineering and Applied Sciences, P.O. Nilore 45650, Islamabad, Pakistan) ,  Tahir Sajjad (Department of Nuclear Engineering, Pakistan Institute of Engineering and Applied Sciences, P.O. Nilore 45650, Islamabad, Pakistan) ,  Jamil Zeeshan (Key Laboratory of Neutronics and Radiation Safety, Institute of Nuclear Energy Safety Technology, Chinese Academy of Sciences, Beijing, China)
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： 典型的な1100MWe加圧水炉(PWR)はパキスタンの沿岸サイトに設置した第2のユニットである。本論文では,この典型的な原子力発電所(CNPP)の始動と運転条件のためのロッドクラスタ制御アセンブリ(RCCAs)による反応性制御価値の検証解析を行った。新鮮コアの中性子解析を,始動と操作条件のコア反応性に及ぼす灰色と黒い制御棒クラスタの影響を決定するために,寿命(BOL)の始めに実施した。JENDL-3.3データライブラリを備えたWIMS/D4とCITATIONコンピュータコードの組合せを,中性子安全パラメータのコア物理計算のために初めて使用した。制御バンクの微分および積分価値を,計算結果から導き出した。コアラジアルパワー分布に及ぼす制御バンククラスタの影響を,正確に研究した。コアの半径方向の電力分布は,完全に挿入され,引き出された制御バンクの多数の構成に対して評価された。計算結果の精度を,1100MWeの典型的CNPPの核設計報告(NDR)の参照値に対して検証した。WIMS-D4/CITATIONは,反応器物理パラメータを効果的に計算する能力を示すことが観察された。Copyright 2022 Izza Shahid et al. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： 中性子 ,  安全性 ,  電力 ,  解析 ,  反応器 ,  パキスタン・イスラム共和国 ,  *モデリング ,  PWR型原子炉 ,  沿岸 ,  パラメータ ,  核設計 ,  *原子炉制御棒 ,  計算機コード ,  *原子力発電所
準シソーラス用語： 操作条件 , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (2件)： 原子炉核特性  (MD02040B) ,  水冷却炉の安全性  (MD06020H)

引用文献 (30件)：

• H. W. Graves, Nuclear Fuel Management, Wiley, Hoboken, NJ, USA, 1979.
• T. Jevremovic, Nuclear Principles in Engineering, Springer, Berlin, Germany, 2010.
• A. A. Galahom, "Investigation of different burnable absorbers effects on the neutronic characteristics of PWR assembly," Annals of Nuclear Energy, vol. 94, pp. 22-31, 2016.
• A. A. Galahom, "Study of the possibility of using Europium and pyrex alloy as burnable absorber in PWR," Annals of Nuclear Energy, vol. 110, pp. 1127-1133, 2017.
• M. Rahgoshay, O. Noori-Kalkhoran, "Calculation of control rod worth and temperature reactivity coefficient of fuel and coolant with burn-up changes for VVRS-2MWth nuclear reactor," Nuclear Engineering and Design, vol. 256, pp. 322-331, 2013.

タイトルに関連する用語 (6件)： 引用 ,  原子力発電所 ,  制御棒 ,  モデリング ,  価値 ,  計算