2010 年 52 巻 2 号 p. 86-90
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。