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J-GLOBAL ID：202202288437626850   整理番号：22A0430498

受動的,熱的非破壊評価法を用いた流れ加速腐食による原子力発電所配管壁薄化の診断:数値実験による実現可能性評価【JST・京大機械翻訳】

Diagnosing nuclear power plant pipe wall thinning due to flow accelerated corrosion using a passive, thermal non-destructive evaluation method: Feasibility assessment via numerical experiments

著者 (3件)： Nash Chris (Department of Mechanical Engineering, Vanderbilt University, Nashville, TN, United States) ,  Karve Pranav (Department of Civil Engineering, Vanderbilt University, Nashville, TN, United States) ,  Adams Douglas (Department of Civil Engineering, Vanderbilt University, Nashville, TN, United States)
資料名： Nuclear Engineering and Design  (Nuclear Engineering and Design)
巻： 386  ページ： Null  発行年： 2022年 
JST資料番号： E0189B  ISSN： 0029-5493  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： オランダ (NLD)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 原子力発電所パイプにおける流動加速腐食(FAC)は,事故,死亡,損傷および故障の主因の1つである。現在のFAC同定法は高価なセンシング技術を採用し,「アクティブ」法であり,外部発生熱,機械的あるいは光学的励起に対する配管システムの応答を測定する必要がある。結果として,これらの技術は破壊的で時間のかかるセットアップを必要とする。本論文では,高価な装置または設置後セットアップ時間を必要とせずに,FAC誘起管壁薄化を受動的に監視するために,パイプ表面温度測定を利用する方法を提案した。この診断法はシミュレーションデータ駆動診断モデルを利用して,測定した定常状態管温度の変化に基づくパイプ内の厚さ低減量を推定した。大きな,シミュレーションベースのデータセットを生成する計算負荷を低減するために,パイプの絶縁挙動を,適切に較正した熱伝達境界パラメータを用いてモデル化した。さらに,グローバル感度解析を行い,パイプ内部の水の流れ温度のようなシステムパラメータを決定し,定常状態管壁温度に有意に影響し,診断の誤差を引き起こすことができた。2つの診断モデル,FAC誘起管壁間伐の指標としての定常状態温度の変化のみを用いた1つ,および追加診断モデル入力として水温を用いた他のものを,シミュレートした管壁温度データを用いてパイプ内の厚さ減少を推定する能力について評価した。本研究で行った数値実験に対して,両モデルは0.5mm以内の誤差で壁厚さを推定し,提案した技術がFACモニタリングのための低コスト,第一パス法として使用できることを示した。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： 温度測定 ,  シミュレーション ,  熱伝達 ,  *腐食 ,  励起 ,  *配管 ,  感度解析 ,  水温 ,  間伐 ,  配管システム ,  *原子力発電所
準シソーラス用語： 管壁 ,  *非破壊評価 ,  *数値実験 ,  定常状態 , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (4件)： 事故軽減 ,  流れ加速腐食 ,  管壁薄化 ,  非破壊評価

分類 (1件)： 原子炉熱力学  (MD02030Q)

タイトルに関連する用語 (10件)： 非破壊評価 ,  流れ ,  加速 ,  腐食 ,  原子力発電所 ,  配管 ,  診断 ,  数値実験 ,  実現可能性 ,  評価