JP7394034B2 - 解析システム、評価方法及び、プログラム - Google Patents
解析システム、評価方法及び、プログラム Download PDFInfo
- Publication number
- JP7394034B2 JP7394034B2 JP2020138131A JP2020138131A JP7394034B2 JP 7394034 B2 JP7394034 B2 JP 7394034B2 JP 2020138131 A JP2020138131 A JP 2020138131A JP 2020138131 A JP2020138131 A JP 2020138131A JP 7394034 B2 JP7394034 B2 JP 7394034B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- area
- steam pipe
- main steam
- minimum
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Active
Links
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 title claims description 23
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 144
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 claims description 46
- 230000004907 flux Effects 0.000 claims description 45
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims description 42
- 238000012790 confirmation Methods 0.000 claims description 39
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 10
- 238000013461 design Methods 0.000 description 39
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 17
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 11
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 10
- 238000000034 method Methods 0.000 description 10
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 9
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 5
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 5
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 5
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 4
- 230000006870 function Effects 0.000 description 4
- 230000008569 process Effects 0.000 description 4
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000004891 communication Methods 0.000 description 3
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 3
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 3
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 3
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 2
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 2
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 2
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 2
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 230000001174 ascending effect Effects 0.000 description 1
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 1
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 1
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 1
- 238000012628 principal component regression Methods 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
図1は、本開示に係る発明の適用対象である原子炉の概略図である。
図2は、本開示に係る解析システムの構成例を示す模式図である。図2に示す通り、本開示に係る解析システム30は、取得部31と、解析部32と、判定部33と、記憶部34と、を備える。本実施形態に係る解析システム30は、燃料棒の燃料装荷パターンに基づいて、最小DNBR(最小限界熱流束比)を計算する。以下、解析システム30の構成について具体的に説明する。
取得部31は、解析システム30の外部から情報を取得する。取得部31が取得する情報としては、例えば取替炉心設計の設計案に係る燃料装荷パターンが挙げられる。燃料装荷パターンは、どのような状態の燃料集合体が装填されているかを指し、例えば、新燃料体数、燃料装荷位置、制御棒パターンなどの取替炉心の燃料体についての情報を含む。また、取得部31は、取得した燃料装荷パターンに対応する炉心解析の解析結果を解析システム30の外部から取得する。取得部31が取得する炉心解析の解析結果には、反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布、及び、取替炉心の安全性確認項目の確認に用いる解析結果が含まれる。取得部31は、キーボード、タッチパネルなどの入力手段を備えて、ユーザーが入力する情報を取得してよい。また、無線通信や有線通信などの通信手段を備えて、解析システム30の外部から、情報を取得してもよい。
解析部32は、面積Ftop計算部321と、最小DNBR計算部322と、を備える。解析部32は、演算処理装置、すなわちCPU(Central Processing Unit)を備えて、各部の機能を実現してよい。すなわち、解析部32は、記憶部34からプログラム(ソフトウェア)を読み出して演算処理装置を用いて実行することで、各部の機能を実現して、その処理を行う。
面積Ftop計算部321は、取得部31が取得した取替炉心の反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布の軸方向の所定区間の面積Ftopを計算する。反応度停止余裕とは、通常運転の高温全出力状態から最大反応度価値を有する制御棒クラスタ1本を除いた全ての制御棒が挿入され、高温停止状態となった場合の炉心の未臨界度である。反応度停止余裕の評価を行う際は、炉心計算を行い燃料棒の軸方向出力分布の計算を実施する。なお、ここで、出力分布とは、原子炉の炉心内の熱出力の空間分布であり、軸方向出力分布とは、燃料棒の長軸方向における熱出力の分布を指す。
最小DNBR計算部322は、面積Ftop計算部321が計算した面積Ftopに基づいて、主蒸気管破断事故時の最小DNBRと面積Ftopとの相関関係から求められた回帰式を用いて、主蒸気管破断事故時の最小DNBRを計算する。DNBRとは、燃料被覆管から原子炉冷却材への熱伝達が低下し、被覆管温度が上昇し始める限界熱流束と、実際の局所出力の比を意味する。核沸騰領域にある場合は、被覆管温度は十分に低いが、限界熱流束に達すると核沸騰が維持できなくなり、加熱面が蒸気膜で覆われた膜沸騰への遷移が起こる。膜沸騰は伝熱効率が悪いので、加熱面の温度が飛躍的に上昇し燃料被覆管が焼き切れることが多い。その為、遷移点での熱流束を限界熱流束と呼び管理される。また、最小DNBRとは、炉心内で最も熱的に厳しい燃料棒のDNBRの最小値である。
判定部33は、最小DNBR判定部331と、安全性確認項目判定部332とを備える。判定部33は、演算処理装置、すなわちCPUを備えて、各部の機能を実現してよい。すなわち、判定部33は、記憶部34からプログラム(ソフトウェア)を読み出して演算処理装置を用いて実行することで、各部の機能を実現して、その処理を行う。なお、上述の解析部32と判定部33は、共通するCPUとなっているが、別々のCPUであってもよい。
最小DNBR判定部331は、最小DNBR計算部322が計算した主蒸気管破断事故時の最小DNBRが制限値以上の値か判定する。判定に用いる最小DNBRの制限値は、適宜設定可能であり、例えば解析コードを用いた最小DNBRの計算にW-3相関式を用いた場合は、1.3以上とする基準を用いることができる。最小DNBR判定部331は、最小DNBR計算部322が計算した主蒸気管破断事故時の最小DNBRが、制限値以上であれば最小DNBRの安全性確認を合格と判定し、制限値以下であれば最小DNBRの安全性確認を不合格と判定する。
安全性確認項目判定部332は、取替炉心の設計案が取替炉心の安全性確認項目を満足するかを判定する。安全性確認項目判定部332は、取得部31が取得した取替炉心の燃料装荷パターンに対応する炉心解析の結果を用いて、取替炉心の安全性確認項目である反応度停止余裕、最大線出力密度、水平方向ピーキング係数、減速材温度係数、出力運転時ほう素濃度、燃料集合体最高燃焼度、最大反応度添加率、制御クラスタ落下時の価値及び核的エンタルピ上昇熱水路係数、制御棒クラスタ飛び出し時の価値及び熱流束熱水路係数が、制限値に対して余裕があるか判定する。
記憶部34は、解析部32の演算内容やプログラムなどの各種情報の記憶装置であり、例えば、RAM(Random Access Memory)と、ROM(Read Only Memory)のような主記憶装置と、HDD(Hard Disk Drive)、SSD(Solid State Drive)などの外部記憶装置とのうち、少なくとも1つを含む。
第一実施形態の解析システム30の処理は、以下の順序で行われる。
1.燃料装荷パターン、および、燃料装荷パターンに対応する炉心解析の結果の取得
2.反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布の取得
3.軸方向出力分布の所定区間の面積Ftopの計算
4.主蒸気管破断事故時の最小DNBRの計算
5.最小DNBRの安全性確認の合否判定
6.取替炉心設計の安全性確認項目の合否判定
次に第一実施形態の解析システム30の処理について前述の順序で説明する。
第一実施形態に係る解析システム30は、取得部31を介して取替炉心の設計案に係る燃料装荷パターンを取得する。燃料装荷パターンに含まれる情報としては、新燃料体数、燃料装荷位置、制御棒パターンなどが挙げられる。解析システム30は、取替炉心の設計案に係る燃料装荷パターンを取得したら、取得した燃料装荷パターンを記憶部34に記憶する。また、解析システム30は、取得した燃料装荷パターンに対応する炉心解析の結果を、取得部31を介して解析システム30の外部から取得する。解析システム30は、炉心解析の結果を取得したら、記憶部34に取得した炉心解析の結果を記憶する。なお、後述の第2実施形態に示すように、解析システム30自身が炉心解析を実行することで、炉心解析の結果を取得してもよい。
次に、第一実施形態の解析システム30は、取得部31を介して、解析システム30の外部から取得した燃料装荷パターンに対する炉心解析の解析結果に含まれる反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布を取得する。
取得部31が反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布を取得したら、面積Ftop計算部321は、軸方向出力分布の軸方向の所定区間の面積Ftopを計算する。
面積Ftop計算部321が軸方向出力分布の軸方向の所定区間の面積Ftopを計算したら、最小DNBR計算部322は、主蒸気管破断事故時の最小DNBRと面積Ftopとの相関関係に係る回帰式を用いて、計算された面積Ftopから主蒸気管破断事故時の最小DNBRを計算する。
最小DNBR計算部322が、主蒸気管破断事故時の最小DNBRを計算したら、最小DNBR判定部331は計算された最小DNBRが、制限値以上の値であるか判定する。最小DNBR判定部331は、最小DNBR計算部322が計算した主蒸気管破断事故時の最小DNBRが、制限値以上の値である場合には、最小DNBRの安全性確認を合格と判定する。最小DNBR計算部322が計算した主蒸気管破断事故時の最小DNBRが、制限値以下の値である場合には、最小DNBRの安全性確認を不合格と判定する。
最小DNBR判定部331が最小DNBRの安全性確認を合格と判定したら、安全性確認項目判定部332は、取替炉心の安全性確認項目が制限値を満足するか判定する。具体的には、最小DNBR判定部331は、取得部31が取得した取替炉心の設計案に係る燃料装荷パターンに対応する炉心解析の結果を用いて、取替炉心の安全性確認項目である反応度停止余裕、最大線出力密度、水平方向ピーキング係数、減速材温度係数、出力運転時ほう素濃度、燃料集合体最高燃焼度、最大反応度添加率、制御クラスタ落下時の価値及び核的エンタルピ上昇熱水路係数、制御棒クラスタ飛び出し時の価値及び熱流束熱水路係数が、制限値に対して余裕があるか判定する。
以上説明した解析システム30の処理のうちの、最小DNBRの評価方法について、フローチャートを用いて説明する。図5は、本開示に係る取替炉心の最小DNBRの評価方法を説明するフローチャートである。図5を用いて、本開示に係る取替炉心の最小DNBRの評価方法を説明する。取替炉心の燃料装荷パターンを取得する(ステップS100)。燃料装荷パターンを取得したら、反応度停止余裕の評価の際の軸方向出力分布を取得する(ステップS110)。反応度停止余裕の評価の際の軸方向出力分布を取得したら、軸方向の所定区間で面積Ftopを計算する(ステップS120)。面積Ftopが計算されたら、主蒸気管破断事故時の最小DNBRと面積Ftopとの相関関係に基づいて、主蒸気管破断事故時の最小DNBRを計算する(ステップS130)。主蒸気管破断事故時の最小DNBRが計算されたら、最小DNBRが制限値以上の値であるか判定する(ステップS140)。計算された最小DNBRが制限値以上の値である場合(ステップS140;YES)、最小DNBRの安全性確認が合格であるとして、評価を終了する。
以下、説明した解析システム30の処理において、最小DNBRの評価と、他の安全性確認項目の評価とを行う際の処理フローについて説明する。すなわち、本実施形態に係る解析システム30は、図5に示したように最小DNBRの評価を行うものであるが、以降説明するように、他の安全性確認項目の評価も合わせて行ってよい。図6は、本開示に係る解析システムを用いた取替炉心の設計案の安全性確認の作業フローを説明するフローチャートである。取替炉心設計は、燃料取替時の「炉心燃料配置」を最適化することで安全性と経済性を両立した炉心を設計する業務である。取替炉心設計では、定期検査の照射燃料体検査結果を踏まえて取り替える燃料集合体を決定し、安全性確認項目の確認を行い、経済性を考慮した上で、所用期間運転できるように新燃料体数、燃料装荷位置、制御棒パターンなどの決定が行われる。取替炉心設計における安全性確認項目としては、反応度停止余裕、最大線出力密度、水平方向ピーキング係数、減速材温度係数、出力運転時ほう素濃度、燃料集合体最高燃焼度、最大反応度添加率、制御クラスタ落下時の価値及び核的エンタルピ上昇熱水路係数、制御棒クラスタ飛び出し時の価値及び熱流束熱水路係数、が挙げられる。これらの取替炉心設計における安全性確認項目は、原子力規格委員会のJEAC4211-2018「取替炉心の安全性確認規定」に規定されている。
図7は、本開示の第二実施形態に係る解析システムの構成例を示す模式図である。第二実施形態に係る解析システム30は、自身で炉心解析を行う点で、第一実施形態と異なる。図7に示す通り、本開示の第二実施形態に係る解析システム30は、取得部31と、解析部32と、判定部33と、記憶部34と、を備える。この内、取得部31と、判定部33と、記憶部34とは、第一実施形態に係る解析システム30の取得部31と、判定部33と、記憶部34と同じである。解析システム30の構成要素の内、第一実施形態と第二実施形態とにおいて、同じ構成要素については説明を省略する。
第二実施形態に係る解析システム30の処理は、以下の順序で行われる。
1.燃料装荷パターン、および、燃料装荷パターンに対応する炉心解析の結果の取得
2.反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布の取得
3.軸方向出力分布の所定区間の面積Ftopの計算
4.主蒸気管破断事故時の最小DNBRの計算
5.最小DNBRの安全性確認の合否判定
6.取替炉心設計の安全性確認項目の合否判定
第二実施形態に係る解析システム30の処理の内、1.燃料装荷パターン、および、燃料装荷パターンに対応する炉心解析の結果の取得、2.反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布の取得、以外は第一実施形態の解析システム30の処理と同じである。第二実施形態の解析システム30の処理の内、第一実施形態の解析システム30の処理と同じ部分は説明を省略する。
第二実施形態の解析システム30は、第一実施形態の解析システム30と同様に取得部31を介して取替炉心の設計案に係る燃料装荷パターンを取得し、取得した燃料装荷パターンを記憶部34に記憶する。次に、第二実施形態の解析システム30は、取得した燃料装荷パターンに基づいて、炉心解析部323が炉心解析を実行し、炉心解析の結果を取得し、炉心解析の結果を、記憶部34に記憶する。炉心解析部323の解析結果には、反応度停止余裕の評価の際の燃料棒の軸方向出力分布、及び、取替炉心の安全性確認項目の確認に用いる解析結果が含まれる。
次に、第二実施形態の解析システム30は、取得した炉心解析の結果から、反応度停止余裕の評価の際の軸方向出力分布を取得する。
本開示に係る解析システム30は、原子力燃料の燃料棒の燃料装荷パターンを取得し、前記燃料装荷パターンに対応する反応度停止余裕評価時の前記燃料棒の軸方向出力分布を取得し、前記軸方向出力分布の出力曲線について軸方向の所定区間で面積を計算する解析部32と、主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比と前記面積との相関関係について記憶した記憶部34と、を備え、前記解析部32は前記面積に基づいて、最小限界熱流束比と面積との相関関係から主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比を計算する最小DNBR計算部322を備える。
31 取得部
32 解析部
321 面積Ftop計算部
322 最小DNBR計算部
33 判定部
331 最小DNBR判定部
332 安全性確認項目判定部
34 記憶部
Claims (6)
- 原子力燃料の燃料棒の燃料装荷パターンを取得し、前記燃料装荷パターンに対応する反応度停止余裕評価時の前記燃料棒の軸方向出力分布を取得し、前記軸方向出力分布の出力曲線について軸方向の所定区間で面積を計算する解析部と、
主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比と前記面積との相関関係について記憶した記憶部と、を備え、
前記解析部は前記面積に基づいて、前記主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比と前記面積との相関関係から主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比を計算する最小限界熱流束比計算部を備える
解析システム。 - 前記解析部は、前記燃料装荷パターンが、前記最小限界熱流束比の制限値を、満足するかを判定する判定部を備える、
請求項1に記載の解析システム。 - 前記判定部は、前記燃料装荷パターンが、取替炉心の安全性確認項目を、満足するかを判定する
請求項2に記載の解析システム。 - 前記面積は、前記軸方向出力分布の出力曲線において、前記燃料棒の鉛直方向の上端部から、前記上端部から鉛直方向下方に、前記燃料棒の軸方向の全長に対して1/4以上1/2以下離れた位置である中間部までの範囲に含まれる区間の面積である
請求項1から請求項3のいずれか1項に記載の解析システム。 - 原子力燃料の燃料棒の燃料装荷パターンを取得するステップと、
前記燃料装荷パターンに基づいて反応度停止余裕評価時の燃料棒の軸方向出力分布を取得するステップと、
前記軸方向出力分布の出力曲線について軸方向の所定区間で面積を計算するステップと、
主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比と前記面積との相関関係に基づいて前記面積から主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比を計算するステップと、
前記主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比が、制限値以上か判定するステップと、
を備える評価方法。 - 原子力燃料の燃料棒の燃料装荷パターンを取得するステップと、
前記燃料装荷パターンに基づいて反応度停止余裕評価時の燃料棒の軸方向出力分布を取得するステップと、
前記軸方向出力分布の出力曲線について軸方向の所定区間で面積を計算するステップと、
主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比と前記面積との相関関係に基づいて前記面積から主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比を計算するステップと、
前記主蒸気管破断事故時の最小限界熱流束比が、制限値以上か判定するステップと、
をコンピュータに実行させるプログラム。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2020138131A JP7394034B2 (ja) | 2020-08-18 | 2020-08-18 | 解析システム、評価方法及び、プログラム |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2020138131A JP7394034B2 (ja) | 2020-08-18 | 2020-08-18 | 解析システム、評価方法及び、プログラム |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2022034372A JP2022034372A (ja) | 2022-03-03 |
JP7394034B2 true JP7394034B2 (ja) | 2023-12-07 |
Family
ID=80442028
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2020138131A Active JP7394034B2 (ja) | 2020-08-18 | 2020-08-18 | 解析システム、評価方法及び、プログラム |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP7394034B2 (ja) |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2012057946A (ja) | 2010-09-03 | 2012-03-22 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 限界熱流束予測装置、限界熱流束予測方法、安全評価システム及び炉心燃料評価監視システム |
Family Cites Families (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4318778A (en) * | 1973-05-22 | 1982-03-09 | Combustion Engineering, Inc. | Method and apparatus for controlling a nuclear reactor |
JPS58156891A (ja) * | 1982-03-13 | 1983-09-17 | 株式会社東芝 | 原子炉の過渡特性監視装置 |
JPS62228980A (ja) * | 1986-03-31 | 1987-10-07 | 株式会社東芝 | 原子炉の安定性監視装置 |
JPH07128484A (ja) * | 1993-11-02 | 1995-05-19 | Mitsubishi Atom Power Ind Inc | 原子炉の運転監視保護方法 |
-
2020
- 2020-08-18 JP JP2020138131A patent/JP7394034B2/ja active Active
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2012057946A (ja) | 2010-09-03 | 2012-03-22 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 限界熱流束予測装置、限界熱流束予測方法、安全評価システム及び炉心燃料評価監視システム |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JP2022034372A (ja) | 2022-03-03 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Oka et al. | Super light water reactors and super fast reactors: supercritical-pressure light water cooled reactors | |
Squarer et al. | High performance light water reactor | |
Kim et al. | Design Concept of Advanced Sodium‐Cooled Fast Reactor and Related R&D in Korea | |
Alemberti et al. | Lead-cooled fast reactor (LFR) risk and safety assessment white paper | |
Bae et al. | Research activities on a supercritical pressure water reactor in Korea | |
Fakhraei et al. | Safety analysis of an advanced passively-cooled small modular reactor during station blackout scenarios and normal operation with RELAP5/SCDAP | |
JP7394034B2 (ja) | 解析システム、評価方法及び、プログラム | |
JP6753760B2 (ja) | 高速炉の炉心 | |
JP7175960B2 (ja) | 閾値の緩和を含む核炉心を監視するための方法、および関連するプログラム、保持体、核原子炉 | |
Lee et al. | High temperature design and damage evaluation of a helical type sodium-to-air heat exchanger in a sodium-cooled fast reactor | |
Salem et al. | Integrated Uncertainty Analysis of the PHEBUS FPT-0 Experiments using RELAP/SCDAPSIM/MOD3. 4 with IUA Option | |
Hejzlar et al. | Performance of the lead-alloy-cooled reactor concept balanced for actinide burning and electricity production | |
Cho et al. | Power maximization method for land-transportable fully passive lead–bismuth cooled small modular reactor systems | |
Miller et al. | Main Features of the Reactor Cavity Cooling System for the Framatome SC HTGR | |
JP2023182369A (ja) | 解析システム、解析方法及び解析プログラム | |
Kim | Dynamic Event Tree Analysis of Accident Tolerant Fuel Safety Benefits Considering Steam Generator Tube Degradation | |
Kim et al. | High temperature design and evaluation of forced draft sodium-to-air heat exchanger in PGSFR | |
Bednářová et al. | Common position on licensing requirements for the new VVER fuel supplies | |
RU2143144C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
Bae et al. | STATUS OF ONGOING RESEARCH ON SCWRTHERMAL-HYDRAULICS AND SAFETY | |
LUCAN | APPLICATION OF CANDU STEAM GENERATOR RESEARCH EXPERIENCE IN THE FIELD OF SMR STEAM GENERATORS. | |
Chikazawa et al. | Demonstration and commercial plant design study | |
Eoh et al. | Design and safety features of SALUS-100: A long fuel-cycled Sodium-cooled fast reactor | |
Kozluk | Fitness-for-service guidelines 10 | |
MacDonald | Feasibility Study of Supercritical Light Water Cooled Reactors for Electric Power Production, Nuclear Energy Research Initiative Project 2001-001, Westinghouse Electric Co. Grant Number: DE-FG07-02SF22533, Final Report |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20230202 |
|
A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20231024 |
|
TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20231031 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20231127 |
|
R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 7394034 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |