文献

J-GLOBAL ID：202202271434138589   整理番号：22A0436050

デコミッショニング遷移期間の地震荷重を考慮した沸騰水型原子炉容器の確率的破壊解析【JST・京大機械翻訳】

Probabilistic fracture analysis for boiling water reactor vessels considering seismic loads during decommissioning transition period

著者 (2件)： Chou Hsoung-Wei (Institute of Nuclear Energy Research, Taoyuan 32546, Taiwan, ROC) ,  Chang Ching-Hsin (Institute of Nuclear Energy Research, Taoyuan 32546, Taiwan, ROC)
資料名： Annals of Nuclear Energy  (Annals of Nuclear Energy)
巻： 167  ページ： Null  発行年： 2022年 
JST資料番号： C0325D  ISSN： 0306-4549  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： 廃止期間の間,内部加圧からの危険と原子炉容器への熱過渡現象を除去することができるが,容器健全性に対する地震荷重の影響は懸念される可能性がある。本論文では,Oak Ridge国立研究所(ORNL)FAVORコードを用いて,地震負荷を考慮した廃止プラントの台湾国内沸騰水炉(BWR)容器の確率的健全性評価を行った。FAVOR解析のための等価内圧として地震荷重を変換する方法を提案した。2つの確率的破壊力学(PFM)モデル,U.S.NRCがBWR規制に使われた保存モデル,および全血管ベルトライン構成を反映する現実的モデルを分析し,比較した。円周溶接は破壊リスクを支配するが,まだ無視できることが分かった。現在の結果は,台湾における廃止移行期の間のRPVの溶接検査レリーフ応用の参照であった。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： 過渡現象 ,  血管 ,  溶接 ,  *地震荷重 ,  *地震 ,  台湾 ,  内圧 ,  破壊力学 ,  *BWR型原子炉 ,  加圧 ,  *原子炉容器 ,  円周溶接 ,  *廃止措置 ,  健全性
準シソーラス用語： *破壊解析 , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (5件)： 確率的破壊力学 ,  原子炉圧力容器 ,  廃止措置の変遷 ,  地震荷重 ,  等価内圧

分類 (1件)： 水冷却炉の安全性  (MD06020H)

タイトルに関連する用語 (6件)： デコミッショニング ,  遷移 ,  地震荷重 ,  沸騰水型原子炉 ,  確率 ,  破壊解析