改良型燃料炉心核特性評価技術に関する高度化研究（令和7年度～令和10年度）

研究課題

10行10列の新型燃料が装荷された原子炉について、事業者が行う運転時の異常な過渡変化事象及び設計基準事故事象の安全解析の妥当性を確認するためには、10行10列新型燃料装荷炉心データの取得に加え、炉心特性に係る技術的知見を蓄積することが重要となります。そのため、新型燃料装荷炉心データ等を整備するとともに、新型燃料装荷炉心解析が可能となるような最適評価コードを整備する必要があります（図1）。

図1　新型燃料装荷炉心を対象とした核特性解析の全体概要

研究項目

本プロジェクトでは(1)10行10列新型燃料装荷炉心に対する評価技術の高度化及び(2)炉心解析基盤技術の高度化を行います。

研究内容

• (1)では、原子炉の通常運転、運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に係る解析及び評価を可能とするため、10行10列新型燃料装荷炉心データを整備します。また、3次元核熱結合解析コードを用いてた炉心解析により、新型燃料装荷炉心の核特性を評価します。
• (2)では、国内外の最新の核特性解析手法や核データライブラリに関する知見を収集し、適宜それらを炉心解析基盤技術に反映します。

成果の活用先

本プロジェクトで得られた知見は、10行10列燃料装荷炉心に関する設置変更許可申請の適合性審査において、安全解析の妥当性を確認するための技術的根拠として活用されます。また、今後、事業者が実施する安全性向上評価の妥当性を判断するための技術的根拠としても活用されます。

上記のより詳しい内容については、研究計画をご覧ください。

準備中

安全研究に係る事前評価結果【PDF：13MB】
（1、5、33～35ページ）

プロジェクト終了後に掲載予定