Overview of development and application of THALES code system for analyzing progression of core meltdown accident of LWR´s

阿部 清治; 西 誠*; 渡辺 憲夫; 井田 三男*; 野口 俊英*

Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operatiions, p.6 - 49, 1986/00

確率論的安全評価手法開発の一環として、炉心溶融事故の進展を解析する計算コード・システムTHALESを開発した。同コード・システムは、従来この分野で用いられて来たMARCHコードと異なり、PWRの一次冷却系やBWRの原子炉冷却系の流動を多数ノードで扱える。溶融ノードを次第に下方に移動させることができるメルトダウン・モデルを有する等の、多くの特徴を有している。同コード・システムを用い、これまでPBFの重大燃料損傷実験、PWRの圧力容器内・格納容器内事故進展に関する感度解析、BWRの発電所停電事故の解析等を行ってきた。本報では、THALESの全コードが完成したことを機に、同コード・システムの特徴と、これまでの解析の主要な結果及び結論についてまとめる。