CORCON-Mod3 analysis of SURC experiments on molten core concrete interaction

J.Yan*; 丸山 結; 杉本 純

JAERI-Tech 95-052, 27 Pages, 1995/12

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CORCON-Mod3コードを用いて、サンディア国立研究所で行われた溶融炉心コンクリート相互作用に関するSURC実験の解析を実施した。本解析ではCORCON-Mod3で新たに採用されたモデルを適宜使用した。熱的履歴、気体の発生及びエアロゾルの生成について、実験結果と解析結果の詳細な比較を行った。CORCONはコンクリートの溶融侵食、溶融物の温度等の熱的履歴を比較的良く再現した。気体の発生及び発生気体の組成については、解析と実験とに大きな差が生じることがあることが判明した。発生エアロゾルの濃度の比較では解析が実測値と一桁程度まで過大に評価した。FP模擬物であるBa、La及びCeの放出に関する解析と実験結果との差は一桁以内であったが、Moの放出量はCORCONによりかなり過小に評価された。

Analytical studies of thermal-hydraulic and radionuclide behavior in a severe accident at boiling water reactor

原見 太幹; 渡邉 憲夫; 高野 貴史*

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(2), p.174 - 187, 1990/02

https://doi.org/10.3327/jnst.27.174

本論文は、BWRにおける全交流電源喪失を仮定したシビアアクシデント時の熱水力挙動と放射性物質の挙動に関する解析的研究をまとめたものであり。シビアアクシデント時の広範囲の物理的化学的過程を理解するため、手計算とTHALES/ARTコードによる計算の両方で行った。主な解析結果は、(1)炉心露出後の複雑な過程にもかかわらず簡単な1次系の熱バランスから、圧力容器破損のタイミングが予想できる。(2)融体・コンクリート反応における化学反応の2モデル(THALESとCORCONによるもの)の違いによって、格納容器圧力の上昇率と融体からの放射性物質の放出率に顕著な差がある。