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Thermal-hydraulics in uncovered core of light water reactor in severe core damage accident, IV; Analysis of core damage behavior in TMI-2 accident with SEFDAN code

SEFDANコードによるTMI-2号炉炉心損傷解析

田辺 文也; 須田 徹*

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著者等によって開発され、PBF.SFD実験解析によって検証されてきた燃料損傷挙動解析コードSEFDANを用いてTMI-2号炉の事故時の燃料挙動を解析し、次の結果を得た。炉心中心領域の最上部1/4では燃料温度がUO$$_{2}$$の融点を越え、溶融落下したものと考えられる。更に2.3m以上の大部分では、高酸化でZrO$$_{2}$$の融点を越えるか、低酸化でZrの融点を超えるので被覆管が溶融落下したものと考えられる。またかなりの部分にわたって酸化が進行しているので、事故開始後2時間54分での主冷却材ポンプRCP-2Bの再起動により熱衝撃を受けて崩壊した部分も大きいと考えられる。但し最外周部では高温に至らず、酸化もあまり進行しないので健全な形状を保っていると期待される。これらの結果は超音波ソナーによって得られた炉心トポグラフィとよく対応している。

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分野:Nuclear Science & Technology

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