Thermal-hydraulics in uncoverd core of light water reactor in severe core damege accident, III; Analysis of power burst facility severe fuel damege 1-1 test with SEFDAN code

SEFDANコードによるPBF.SFD1-1実験解析

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炉心損傷事故における燃料損傷挙動に関する、より深い理解をえることと、SEFDANコードの検証を目的としてPBF.SFD1-1実験の解析を行なった。その結果次のことが明らかになった。実験で観測された50cm、70cm高さでの被覆管温度急上昇は被覆管破裂後の内面酸化(水-金属反応)によって引き起こされたものと考えられる。水-金属反応は50cm近傍から下方へ進行し、16.5cm~32.9cm間の被覆管は温度が酸化ジルカロイの融点を超えて、融解落下したことを示している。一方32.9cm以上の高さの殆どの部分では酸化は進むものの、温度は酸化ジルカロイの融点に達しないので燃料は元の形を保っていることを示唆している。これらの計算結果は実験での観測結果とよく対応している。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Journal of Nuclear Science and Technology
巻	:	23
号	:	11
ページ数	:	p.958 - 967
発行年月	:	1986/11
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; 燃料損傷; 熱水力挙動; 熱伝達; 水-金属反応; PBF.SFD1-1; SEFDANコード

特許データ	:
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論文URL	:	https://doi.org/10.3327/jnst.23.958
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：20.71 分野：Nuclear Science & Technology
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登録番号 : A19855100
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 7935

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