Thermal-hydraulics in uncovered core of light water reactor in severe core damage accident, ; Analysis of power burst facility severe fuel damage scoping test with SEFDAN code

田辺 文也; 村松 健; 須田 徹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(10), p.859 - 872, 1986/00

https://doi.org/10.3327/jnst.23.859

軽水炉炉心露出事故時の燃料損傷挙動を解析するために単一チャンネル内熱水力解析コードSEFDANを開発し、PBF.SFD-ST実験の解析を行うことにより検証を行なった。SEFDANコードは水位以下の混合相の質量、エネルギー保存式を解くことにより水位を求め、水位以上の気相温度、水蒸気流量、水素流量は準定常近似を用いて求められる。熱伝達、水・金属反応のための構成式は最新の知見に基づいたものを用いている。計算結果は実験結果をよく再現し、燃料棒ドライアウト時刻、穏やかな昇温過程の被覆管挙動、最後の急激な昇温過程のいずれもよく計算されている。解析結果は燃料棒上部の被覆管が完全に酸化し、急激な昇温過程期間中に溶融して燃料棒下部へ流れ落ちたことを示唆している。