通常運転時の内的事象に対する崩壊熱特性に関するMELCOR デフォルト値として標準的に崩壊熱曲線として使用しているデータは、サンディア国立研究所において、ORIGENコード(2)を用いて、設備利用率80%、燃料集合体は3 年または4 年間炉内にあり平衡サイクルに達した炉心条件を想定して、熱出力3,578MWt（電気出力120 万KWe クラス）のBWR を対象に計算した結果(3)である。
崩壊熱を模擬する期間は、原子炉停止後10 日間としている。
一方、プラント停止時の事故進展解析では、解析対象のプラント状態によって、原子炉停止からの時間が大幅に異なる。定期検査期間（本検討では、原子炉停止後16 時間〜73 日12 時間）中を対象としているため、約80 日強（2,000 時間）程度の範囲を模擬する必要がある。
このため、MELCOR の崩壊熱特性として、ANS の軽水炉用標準規格（ANSI/ANS-5.1-1979 の崩壊熱曲線）に基づいて計算した結果(4)を、本解析では使用した。両者の比較図を図2.5 に示す。
(1) POS-C1 の期間は、原子炉が停止してから、43 日後〜57 日、原子炉水位は通常水位、RPV ヘッド開放、PCV ヘッド開放されているため、ブローアウトパネル開放（約53 時間後）による減圧効果により、炉心最高温度が一時的に減少し、炉心冷却効果が大きくなった。
その結果、除熱効果が増して、POS-C1 では炉心の一部が崩落しない結果になった。
(2) POS-C2 の期間は、原子炉が停止してから、57 日後〜61 日、原子炉水位は通常水位、RPV ヘッド閉、RPV ヘッドベント開放、PCV ヘッド閉鎖（運転員ハッチ開放(ドライウェルとウェットウェル)、機器ハッチ開放）されており、サプレッションプールでの除染効果が大きい。
原子炉建屋やドライウェルでの沈着効果が相対的に少ない。また、炉心損傷するタイミングでの圧力容器の減圧はなく、減圧による冷却効果がないため、POS-C2 では炉心全体が崩落する。
その結果、水素の発生量が、POS-C1 の約2 倍発生し、水素燃焼のタイミングが早く(67.8hr)なるとともに、炉心最高温度が高く推移した。
図B.1 には圧力容器の圧力、図B.2 には水素の炉心部での発生割合、図B.3 にはCsI の存
在量割合を示す。
