我が国の最先端原子力研究開発：第17回 統計的安全評価手法に関する電力中央研究所の取組み

摘要

原子炉の安全審査において，導入が検討されている統計的安全評価手法および最適評価コードの開発に関して，電力中央研究所の取組みを紹介する。軽水炉に関しては，沸騰水型原子炉（BWR）の沸騰二相流を模擬したSIRIUS-F試験装置による二相流過渡現象の模擬および過渡解析コードへのデータの提供について述べる。また，高速炉に関しては，小型高速炉4Sの事前審査を通したPIRT（Phenomena Identification and Ranking Table）作成および，プラント動特性解析コードCERESの開発について述べる。