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

• 資料種別: 文書・図像類
• タイトル: 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
• 著者・編者: 平野 雅司; 鴻坂 厚夫
• 著者標目: 平野 雅司; 鴻坂 厚夫
• 出版年月日等: 1992-02
• 出版年（W3CDTF）: 1992-02
• 並列タイトル等: Description of code system PLES/PTS for evaluation of pressure vessel integrity during PTS events
• タイトル（掲載誌）: JAERI-M 92-006
• 本文の言語コード: eng
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: 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。
• 一次資料へのリンクURL: /JAERI-M-92-006.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-M-92-006.pdf
• オンライン閲覧公開範囲: 限定公開
• 連携機関・データベース: 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• 提供元機関・データベース: 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• 要約等: 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:Emergen...