三菱重工技報
    Vol. 57 No. 4 (2020)   原子力特集
    技術論文
    安全解析技術の高度化

    - 新炉心·安全解析コードの開発 -

    Advanced Safety Analysis Methodology
    - Development of New Core and Safety Analysis Codes -
    松本英樹
    Hideki Matsumoto
    左藤大介
    Daisuke Sato
    蒲原覚
    Satoru Kamohara
    西浦雅詞
    Masanori Nishiura
    上田謙一郎
    Kenichiro Ueda
    浅野耕司
    Koji Asano
    松本英樹
    左藤大介
    蒲原覚
    西浦雅詞
    上田謙一郎
    浅野耕司
    長サイクル運転,増出力及び高燃焼度燃料採用等のPWR(加圧水型軽水炉,Pressurized Water Reactor)プラントの運用高度化を目指し,炉心設計(核,熱)と安全評価に用いるコード開発を進めてきた。本報では,個々の設計·評価分野のモデル高度化と核·熱·プラント動特性分野を結合したNon-LOCA(原子炉冷却材喪失,Loss of Coolant Accident：LOCA)解析,及び安全解析の入力が持つ不確かさの影響を統計的に評価する大破断LOCA解析について記す。また,シビアアクシデント分野で重要な溶融炉心の挙動に関するCFD(Computational Fluid Dynamics: 数値流体力学)の評価技術について実験との比較を記す。これら三菱重工業(株)の新しい炉心·安全評価コードが持つ高い評価精度と炉心設計·安全評価への適用性について紹介する。

    製品・技術