Thermal-hydraulics in uncovered core of light water reactor in severe core damage accident, ; Analysis of power burst facility severe fuel damage scoping test with SEFDAN code

SEFDANコードによるPBF.SFD-ST実験解析

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軽水炉炉心露出事故時の燃料損傷挙動を解析するために単一チャンネル内熱水力解析コードSEFDANを開発し、PBF.SFD-ST実験の解析を行うことにより検証を行なった。SEFDANコードは水位以下の混合相の質量、エネルギー保存式を解くことにより水位を求め、水位以上の気相温度、水蒸気流量、水素流量は準定常近似を用いて求められる。熱伝達、水・金属反応のための構成式は最新の知見に基づいたものを用いている。計算結果は実験結果をよく再現し、燃料棒ドライアウト時刻、穏やかな昇温過程の被覆管挙動、最後の急激な昇温過程のいずれもよく計算されている。解析結果は燃料棒上部の被覆管が完全に酸化し、急激な昇温過程期間中に溶融して燃料棒下部へ流れ落ちたことを示唆している。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Journal of Nuclear Science and Technology
巻	:	23
号	:	10
ページ数	:	p.859 - 872
発行年月	:	1986/00
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	炉心損傷事故; 炉心露出事故; 燃料損傷挙動; 熱水力; SEFDANコード; PBF.SFD-ST実験; 水・金属反応; 被覆管溶融

特許データ	:
PDF	:

論文URL	:	https://doi.org/10.3327/jnst.23.859
研究データの公開先DOI	:
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広報プレスリリース	:
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Access	:	- Accesses
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InCites™	:	パーセンタイル：40.89 分野：Nuclear Science & Technology
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登録番号 : A19855056
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 7885

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