[2M01-06] LWR performance duirng an accident

[2M04] Loss of Cooling System and Loss of Coolant Accident Progression Analysis for Spent Fuel Pools

Experimental Analysis for Oxidation of Spent Fuel Assemblies using Mockup Fuel Bundles

*Retsu Kojo¹, Akitoshi Hotta¹ (1. Nuclear Regulation Authority)

Keywords:Spent Fuel Pool, Loss of Coolant Accident, Cladding Oxidation, Radiation Heat Transfer, MELCOR

使用済燃料プールにおける事故進展解析の計画を紹介する。本計画では、主に3つの解析を実施する。まず、米国サンディア国立研究所(SNL)で行われた使用済燃料プール模擬試験体の実験の試験解析を実施する。次に使用済燃料に含有される放射性核種のインベントリを、ORIGENコードを用いて計算する。これらの結果を用いて、使用済燃料プール体系の事故進展解析を実施するとともに、事故時の3次元空間線量評価の解析を行う。