炉心溶融事故時原子炉格納容器温度・圧力計算コードTHALES-CV1説明書

Description of THALES-CV1: A Computer Code for Evaluating Containment Temperature and Pressure During Core Meltdown Accident

阿部 清治; 西 誠; 渡邉 憲夫; 石黒 純一*; 工藤 和夫*; 中村 明*

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炉心溶融事故時の原子炉格納容器圧力・温度計算コードTHALES-CV1を開発した。このコードでは、格納容器内の自由空間全体は、ジャンクションによって結ばれた幾つかのコンパートメントに分割される。各コンパートメントは更に、気相連続領域と液相連続領域に分けられ、その境界は自由液面で与えられる。THALES-CV1は、各領域の質量・熱量の系外との出入量を考慮し、格納容器内で圧力一様、各領域内で熱平衡を仮定し、格納容器圧力と、各領域の質量及び温度、それにジャンクションの流量及びエンタルピ等の、時間依存変化を計算する。系外との質量・熱量の出入としては、一次系からのブローダウン流、原子炉キャビティでの水の沸騰、融体-コンクリート反応によるガスの発生、格納容器スプレイの効果、水素爆発時の組成変化と燃焼熱、格納容器壁や内部構造物への伝熱、格納容器外への漏えい等を考慮できる。

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