Description of code system PLES/PTS for evaluation of pressure vessel integrity during PTS events

加圧熱衝撃事象時圧力容器健全性評価コードシステムPLES/PTSの記述

加圧水型軽水炉(PWR:Pressurized Water Reactor)における加圧熱衝撃(PTS:Pressurized Thermal Shock)事象時の原子炉圧力容器健全性を評価する計算コードシステムPLES/PTSを開発した。このコードシステムは、非常用炉心冷却(ECC:Emergency Core Cooling)水と一次冷却水との熱混合解析と圧力容器壁内の応力分布の過渡解析、破壊力学に基づく亀裂進展解析を行う複数のメンバーコードで構成されている。本報告書では、本コードシステムで用いている解析手法と入力規約について述べる。

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使用言語	:	English
報告書番号	:	JAERI-M 92-006
ページ数	:	76 Pages
発行年月	:	1992/02
特許データ	:
PDF	:	JAERI-M-92-006.pdf:1.53MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-m-92-006
キーワード	:	PLES-PTS; Pressurized Thermal Shock; Integrity of Pressure Vessel; Thermal-mixing; Crack Growth
使用施設	:
広報プレスリリース	:
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受委託・共同研究相手機関	:
他機関報告書番号	:

Access	:	- Accesses
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登録番号 : M19920006
抄録集掲載番号 : 200244

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