日本 原子 力学 会 ｢熱 水力 安全 評 価基 盤技 術高 度 化検 討｣ 特 別専 門委 員会

熱水力ロードマップ 技術マップ（最終版）
大分
類

新 型
炉

個別項目

PWR
（次世代
軽水炉）

対応すべき
技術テーマ

先進安全系

技術課題

SG 積極減圧

類似技術の主な検討結果
残存課題 ないし 現象
これまでの知見・小ＬＯＣＡ時に積極減圧で蓄圧注入系
作動圧力まで低下させることを解析で確認
・小型の自然循環ループ試験により、非凝縮性ガスが存在する状況でも自然循環が継続すること、減圧が可能なことを確認
主な課題
・大きなスケール（自然循環に影響の大きい高さ方向、多数の伝熱管など）による、除熱特性、減圧特性の把握
・ループ間の減圧にアンバランスがある場合の除熱特性、減圧特性の把握
・ＳＧ積極減圧の現象を適切に模擬できる安全解析コードの整備
・規制側として解析コード整備

データや
知識ベース

実施する内容・産業界（電共研、メーカ自社研）の研究・公開資料として以下のようなものあり
・原学会 01 年秋の大会
G17〜G20
・原学会 02 年秋の大会
L47
・混相流学会の発表、等①これまで得られている知見の整理、分析
②除熱特性に与える要因の抽出③上の検討に基づく、要素試
験（ 個別 効 果 試験） 、大 型装置による総合試験など④解析モデル、解析コードの開発⑤次世代軽水炉システム全体の成立性、安全性の確認

役割分担
期待される成果（実施／資金）（反映先）①、②[産(学)/産]③・SG 積極減圧
試験条件検
概念の成立
討、要素試
性確認
験、個別効果・次世代軽水試 験 等 ［ 産
炉の成立
(学)/産］、性、安全性
クロスチェックの確認
準備［官/官］
・設計用解析
④
コード、安全設計用コード、
解析コードの安全解析 コー高度化
ド［産/産］
クロスチェック
準備［官/官］⑤［産/産］

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大分
類

個別項目

対応すべき
技術テーマ

技術課題

類似技術の主な検討結果
残存課題 ないし 現象

データや
知識ベース

実施する内容役割分担（実施／資金）[1] NUREG/CR-6849[2] ICAPP ʼ07-7106[3] OECD/MASCA 試験

・ 大型炉での IVR 成立に向けた限界熱流束向上方策 の検討
・ 上記に関わる一つの方策としてナノフルイドに関わる研究の実施①限界熱流束向上効果の検討②熱伝達係数及び限界熱流束データ取得試験。
③ナ ノ フ ル イドに よ る 限界
熱流束向上メカニズムの検討と解析手法の開発

産(学)／産(官)産（学）：設計
用及び評価
用データ取
得
官：クロスチェ
ック準備

AP600／AP1000 における試験・解析評価のＤＣＤレポ
ート・ 大型炉における壁面冷却
PCCS 成立に向けた検討‐ 除熱性能向上策‐ 事 故時 ピー ク圧 力 評価
手法の最適化検討‐ 格納容器設計圧力増加
検討‐ 圧力抑制型格納容器検討

産(学)／産(官)産（学）：設計
用及び評価
用データ取
得
官：クロスチェック準備

大 出 力
PWR の静的シビア
アクシデ
ン ト (SA)
対策

新 型
炉

地震に起
因した SA
時でも 静
的に格納
容器閉じ
こめ機能
を維持す
る安 全 系の開発

溶融炉心の圧力容器内冷却
ないし保持
（IVR）

性能目標
(外的事
象を含め
て)
格納容器
破損頻度
<10-6/RY[1] ベッセル壁から外部冷却水の熱伝
大型炉での達 に つ い て 、 ULPU-2000
成立性評価
Configuration IV の試験で AP1000 の限界熱流束増加の実現可能性を証
性能目標
明[1]。
・ 下部ヘッド構[2] MIT においてナノフルイドを用いた限造が破損しな
界熱流束の向上及び IVR への適用いが研究されている[2]。
・ 下部ヘッド外[3] 溶融炉心の逆成層化を仮定した場部沸騰冷却の合でも大型炉で IVR が成立するか検熱的余裕確保討する必要あり。

大型炉での壁面除熱成立性評価
壁面除熱静的
格納容器冷却（PCCS）

性能目標
・ 事 故 後 の格
納 容 器 圧力上昇の抑制
・ 事 故 時 の格
納 容 器 構造耐性確保

・ AP1000 では、鋼製格納容器壁を介した熱伝達により、事故時の静的な格
納容器除熱を実現。
・ 格納容器のスケールモデル試験等により、除熱性能を実証。

期待される成果（反映先）

・次世代軽水炉の安全性向上・次世代軽水炉安全性の行
政判断の円滑化

・次世代軽水炉の安全性向上・次世代軽水炉安全性の行
政判断の円滑化

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大分
類

個別項目

対応すべき
技術テーマ

技術課題

[先進安全系]

新 型
炉

ＢＷＲ
（次世代
軽水炉）

地震時の深層防護強化のため、 地震 に起因したシビアアクシデント
時でも静的により格納 容器
閉 じこめ 機 能を維持する安
全系の開発

性能目標(外的事象を含めて)格納容器破損頻度<10-6/RY

コアキャ ッチャの開発
性能目標
溶融炉心を冷却保持できること・熱的余裕の確保・浸食 等に より破損しない(溶 融炉 心 と格
納容器コンクリートの接触回避)静的格納容器
冷却系（PCCS）
性能目標
格納容器からの除熱により格
納容器の過圧破損を回避

類似技術の主な検討結果
データや残存課題 ないし 現象
知識ベース
これまでの知見
下向き加熱沸騰冷却や溶融炉心の自然
対流熱伝達に関して IVR 等の知見あり
・ 仏/CEA の SULTAN 試験により４m 長の傾斜加熱矩形流路での限界熱流束データ取得［1］・ 傾斜チャンネルにおける二相流動様式の観察及び核沸騰熱伝達係数の基礎［1］ Nucl.Eng.Des.169,
データ取得［2］［3］［4］185-195 (1997)
・ 溶融炉心自然対流伝熱挙動について、［2］ 原子力学会 2007 年
FIN/FORTUM の COPO II 試 験 、米
秋の大会 K54/ACOPO 試験、SWE/KTH の SIMECO［3］ 原子力学会 2008 年
試験、仏/CEA の BALI 試験などで溶融
春の年会 M17
プールから下部ヘッドへの熱伝達を評［4］ ICAPPʼ08 8151
［5］価。
［5］ Nucl.Eng.Des.169,
主な課題
49-87(1997)
・ 実スケールコアキャッチャ冷却流路形状での限界熱流束と自然循環流動の確認
・ 半球状下部ヘッド体系ではないコアキ
ャッチャ形状での溶融炉心対流熱伝達
挙動の把握 (CFD コードによる予測)[1] 溶融炉心と耐熱材等の相互作用[2] コアキャッチャ全体性能解析
これまでの知見
横型 PCCS の単体性能は確認されている・ GIRAFFE 試験装置などを用い、縦型
PCCS のスケール試験、システム挙動試
験を実施
・ 原電/JAEA により横型 PCCS 性能確認のための LSTF 実験を実施［1］［2］・ ICONE10-22442 (2002)
主な課題
・ ICAPPʼ03-3133 (2003)
横型 PCCS の事故時雰囲気でのシステム
挙動の確認。（格納容器 D/W 及び W/W の
水蒸気と非凝縮性ガスの分布を想定し、PCCS での蒸気凝縮>非凝縮性ガス蓄積・
伝熱劣化>差圧増による非凝縮性ガス排出>伝熱回復の静的除熱メカニズムを格納
容器内システム挙動として確認）実施する内容役割分担（実施／資金）① コアキャッチャ冷却チャン
ネル 体 系 で の 除 熱 能 力
確認試験② 自然 循環 及び 二相 流動安定性の検討③ コア キャ ッ チャ 容 器 内での溶融 炉心 自然対 流熱伝達模擬試験または評価（CFD コード）
④ 溶融炉 心‐ 耐熱材 相互作用試験⑤ 総合試験
⑥ コア キャ ッ チャ 体 系 での溶融炉 心の 自然対 流熱
伝達、固化クラスト成長、耐熱材侵食挙動、冷却チャンネルでの自然循環及び沸騰 熱 伝達 挙動 の全体挙動解析コードの開発⑦ 実機事故シナリオ解析とPSA への反映①②③④産( 学 )/ 産 官 ： コ
アキャッチャー
開発のための要素試験］⑤産/産官
コアキャチャ
ー設計及び技
術検証のためのデータ取得
⑥⑦産(学)官/産官産：設計用コード検証官：クロスチェック準備(学)ピ ア・レビュー① 格納容器と PCCS を模擬したシステム総合試験② 解析コードの検証③ 実機事故シナリオ解析とPSA への反映① 産 ( 学 )/ 産
官:設計及び
技術検証の為のデータ取得
②産(学)官/産
官
産: 設 計 コー
ドの検証
官: クロスチェック準備全般(学)ピ ア・レビュー

期待される成果（反映先）[1] 次世代
軽水炉の安
全性向上[2] 次世代
軽水炉安全
性の行政判
断の円滑化

[3] 次世代
軽水炉の安
全性向上[4] 次世代
軽水炉安全
性の行政判
断の円滑化

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大分
類

新 型
炉

個別項目

ＢＷＲ
（次世代
軽水炉）

対応すべき
技術テーマ

省ウラン

次世代燃料集合体

技術課題

類似技術の主な検討結果
残存課題 ないし 現象

スペ ク ト ル シフ
ト燃料（ＳＳＲ）

熱水力特性
1MPa 迄の試験実施済（日立）
・定常時の基本動作原理（流量による
SSR 内水位制御）
・定常時での水位安定性
・過渡時の水位変化速度
炉心特性・1.5 倍大型格子炉心体系で、省ウラン
効果６〜８％

熱水力評価手法の高度化

大型燃料開発性能目標
現行燃料の1.2〜1.5 倍格
子を 実現し、燃料集合体数及び制御棒体数を低減

燃料バンドル
大型化による
熱流動等の影響確認と関連機器の開発

・高燃焼度化、高クォリティ条件となる次世代燃料開発のため、二相流の３次元挙動を考慮した最適設計が必要
・特に、従来の一次元相関式に替わる三次元二相 流挙動（液膜、クロ スフロー等）を反映した相関式、解析技術の開発が必要

これまでの知見
大型バンドル燃料の概念検討を実施
・ 1.2 倍Ｃ格子概念を検討（東芝）[1]・ 1.5 倍Ｋ格子概念を検討（ABWR-Ⅱ電力共研） [2]主な課題
・ 熱水力、流動特性の確認
・ 構造健全性、機械的健全性の確認
・ 関連周辺機器開発及び制御棒挿入
性の確認

データや
知識ベース

ABWR-Ⅱ大型 炉心体系 での安定性、過渡特性評価(ICAPP04 (2004), Paper
4050)

実施する内容役割分担（実施／資金）・熱水力特性
実機運転条件における定常および過渡試験、ならびに解析（集合体核設計、炉心設計、起動・過渡特性、熱的余裕評価）により、ＳＳＲの効果及び解析精度を評価する。
・腐食・照射・強度試験
・限界出力試験

産／産＋官・沸騰水型原子炉に用いられる 9 行 9 列型の燃料集合 体に つ い て（ 安 全 委員
会専門部会報告書）
・10 10 燃料のような水力
等価直径が小さい場合
や、部 分 長燃 料を 採 用した体系でのデータは不足している。

○二相流熱水力試験
集合体内の複雑な二相流現象を機構的に予測する解
析技術高度化のため、現象・機構を分離した試験
・クロスフロー・液膜挙動
・ドライアウト・リウェット
・サブクール沸騰[1] THE DEVELOPMENT OF
THE EVOLUTIONARYBWR (AB1600)(ICONE16-48599,2008)[2] 1.5 倍Ｋ格子概念の概
要、SSR 適用時の全引き抜き運転の評価（ICAPP04 (2004) Paper
4069）○熱水力設計・流動試験
熱水力設計とバンドル大型化による効果（流量配分の偏り、ボイド率分布）の確認。
安定性の確認。
○大型燃料集合体構造設計
集合体部材（スペーサ、上下タイプレート、チャンネルボ
ックス）の構造設計、健全性評価／試験○大型制御棒等周辺機器開発（含む制御棒挿入性検証）

産／産＋官

産／産＋官
産：設計用・評価用データ
取得
官：クロスチェック準備期待される成果（反映先）
・ＳＳＲの基本
特性に関するデータベース拡充
・次世代炉の炉心設計へ反映

・新型燃料設計データベー
ス拡充、燃料
熱水力性能評
価技術の高度化
・設計余裕合
理化による
燃料経済性
向上
・制御棒/制御
棒駆動機構の大幅削減（建設費/保守費低減）
・稼働率向上（燃料交換ステップ減）

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大分
類

新 型
炉

個別項目

PWR
自然循環
炉

BWR
自然循環
炉

対応すべき
技術テーマ

高温高圧二相自然循環炉

自然循環特性の確認

技術課題

類似技術の主な検討結果
残存課題 ないし 現象

データや
知識ベース
・産業界の研究・ METI 公 募 研 究 （ H13 〜
H19） 概要版公開
・上記研究に基づく学会等
への発表（H20 年度発表
予定のもの）
・第 17 回混相流シンポジ
ウム
・原子力学会 2008 年秋の年会
・U.S.-Japan Seminar on
Two-Phase
Flow
Dynamics
・NUTHOS-７
・第 6 回混相流計測会議

蒸気発生器（ＳＧ）内蔵型自然循環炉

これまでの知見・実温・実圧の水‐蒸気試験で、炉心冷却システムの成立性確認
・低圧状態で核加熱した場合の安定的起動方方法の確立
・既存データベースに基づくＳＧ除熱特性評価、仕様設定
主な課題
・低流量領域における DNB データの充実
・ＳＧ除熱特性データの拡充と実機スケールへの相似則の確立
・METI 公募研等で構築された設計評価
モデルに対する規制側検証ロジックの構築

気水分離特性・ 設計オプションとして、気水分離器を削除する自由液面気液分離方式の概念を検討している。
・ 自由液面からのキャリーオーバー特性を高精度に予測する技術開発が必要である。

原学会 2008 年会
Ｍ52〜54・自由液面下でのボイド率
計測
・液滴の径、速度分布○熱流動特性基礎試験
・ 自由液面下でのボイド率
計測
・ 液滴飛散特性・ キャリーオーバー特性
・ 二相水位特性

チムニー内流動・ 自然循環炉では、炉心上部にチムニーを設置して、自然循環力を増大させる。
・ 特に、チムニー内のボイド率分布の把握が必要である。

原学会 2008 秋の大会Ｄ36
・矩形流路内ボイド率計測○チムニー内流動試験・ 流路内ボイド率計測
・ 流力振動特性

実施する内容①低流量領域における DNB
データの取得、DNB 相関式の確立②ＳＧ除熱特性データの拡充とスケール則の確立③解析モデル、解析コードの開発

役割分担（実施／資金）①、②［産,官(学)/産,官]③
設計用コード、
安全解析 コード［産/産］
クロスチェック
準備［官/官］

産・官(連携研究)／官

産／産期待される成果（反映先）

・高温高圧二相自然循環
炉の適正化
・設計用解析
コード、安全
解析コードの高度化

・自由液面気
液分離方式
の性能予測
技術の高精
度化、成立
性確認
・自然循環流量予測精度向上によるプ
ラント経済性向上

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大分
類

新 型
炉
と
現 行
炉

個別項目

安全解析
(BE) 手 法
の高度化

対応すべき
技術テーマ

最適評価手法＋統計不確かさ評価

技術課題

類似技術の主な検討結果
残存課題 ないし 現象

データや
知識ベース

BE 手法の精度
確認

・ TRACE コードの整備及び LOCA 解析モ
デル開発中(JNES)・ OECD/BEMUSE タスクに参加し、検証
ベンチマーク解析実施中(JNES)
・ 原子力学会標準策定作業
・ OECD/ROSA(JAEA 主催、JNES 参加)
で LSTF 実験実施（PWR での事故を主対象に 12 実験）、BE や CFD の精度評
価・向上
・ 許認可適用規準の整備

・ OECD/BEMUSE タスク報
告書（Phase 1〜 3）
・ CSAU 手 法 報 告 書（NUREG5249）
・ CSNI/UMS（BE2000 報告）
・ EMDAP(RG.1.203)
・ 原子力学会標準（予約中）
・ 「OECD/NEA ROSA プロ
ジェクト」（原学会 2008 年
会、K05〜09）など

主要パラメータ
選定法の策定数値流体力学(CFD) 手 法 の導入

単相 CFD の開発

３次元二相流解析手法の開発

実機サイズ解析への適用とBE 手法の高精
度化・ OECD/BEMUSE タスク
・ 原子力学会標準策定作業
・ 汎用 CFD コード STAR-CD、FLUENT 等を用いた解析例有り・ 米、欧でボロン希釈、加圧熱衝撃等に関する実験及び解析あり
・ 高精度計算のための計算機資源、性能不足、グリッド作成の効率化、計算の高速化が課題・ 汎用 CFD コードに自由界面機能を導入し、ある程度の範囲で３次元二相流動を解析・ ACE-3D、TPFIT 等の３次元二相流コード開発（JAEA）
・ 非定常サブチャンネル解析コード
NASCA の開発（民間、大学）・ NEPTUNE コード、SALOME プラットフォーム等の開発（フランス）
・ 二相界面での運動量及びエネルギー輸送モデル、界面近傍での乱流パラメ
ータ設定等が課題
・ 配管内流動、炉心流動、ボロン希釈、温度成層等に関して、領域を限定した
解析例あり
・ 実機事故の現象解明用解析への適用（美浜 3 号、浜岡 1 号炉など）
・ 計算機資源、グリッド作成、詳細解析モデル等が課題・ 原学会標準（予約中）

実施する内容・ OECD/BEMUSE タスクの完了（2009 予定）
・ OECD/ROSA 第 2 期計画での LSTF 実験の継続実施
̶PWR 中口径破断 LOCA、
SGTR、主蒸気管破断等
・ LOCA 以外の事 象への適用拡張（JNES）
・ トピカルレポートレビュー（TRACG 等）
・ 安全審査指針への最適評
価手 法 ＋統 計 不確 か さ評
価適用規準の明確化
・ 不確かさパラメータの定量化と精度向上・ OECD/NEA：CFD の安全課題への適用性検討
NEA/CSNI/R(2007)13 等
・ FLOMIX-R プ ロ ジ ェ ク ト（EU の共同プロジェクト、
ホームページ）等

・ 乱流モデルの開発
・ グリッド作成、高 速計算 等の計算機利用技術の開発
・ 検証用詳細計測データベー
スの整備

・ OECD/NEA：CFD の二相
安全課題への適用性検討(NEA/SEN/SIN/AMA(2006)2、OECD/NEA ホームページ)等
・ ECORA、NURESIM プロジ
ェクト（EU の共同プロジェ
クト、ホームページ）等
・ Nucl. Engng, Des., 238(3)(2008) や OECD/NEA
XCFD4NRS（2008）会議論
文集など

・ 大規模 流動に 適用 可能 な解析手法の開発・ モデルの開発（二相流モデ
ルと界面での輸送モデル、
界面 近 傍 での乱 流 モデ ルなど）
・ 検証用詳細計測データベー
スの整備

・ NURETH 会 議 論 文 集 や
NED 誌等の文献
・ 実機事故の報告書（美浜3 号炉、浜岡 1 号炉など）

・ 効率的な数値解法アルゴリ
ズムの検討
・ グリッド作成、高 速計算 等の計算機利用技術の開発
・ BE 手法との結合や解析モ
デルとの置き換えの検討
・ 検証用詳細計測データベー
スの整備

役割分担
（実施／資金）期待される成果
（反映先）

官／官
産／産
学協会

・最適評価手
法の精度向
上と安全評
価への適用
・安全余裕の評価と評価
精度の向上
・次世代軽水炉の安全評
価（世界標準への対応）
・指針の策定

産官学／官
官／官
産／産
学協会

・事故事象の詳細解明
・安全評価手
法の高精度
化や合理
性、妥当性
の向上
・学会標準、
指針の策定

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類
新 型
炉
と
現 行
炉

個別項目

事故後
長期冷却

対応すべき
技術テーマ

ストレーナ閉塞

技術課題

デブリ発生量予測（破断流影響含む）

CV 内流動とデ
ブリ移動

化学効果

下流側影響

圧損評価

類似技術の主な検討結果
残存課題 ないし 現象
二相ジェットによる空間圧力評価に用いられている ANSI/ANS モデルは低圧領域で過度に保守的である可能性。
米国では、ペ イントの 劣化や 破損領 域（ZOI）をより現実的に評価するには個別プラント試験が要求されており、一部のプラントで実施。
国内事業者の圧損試験では、サンプでのデブリ沈降が含まれており、その保守性を示す必要がある。
米 ICET や JNES 試験により主要なパラメータが明らかにされつつあるが、十分な
現 象 解 明 に は 至 っ て い な い 。
WCAP-16530 手法で評価される化学析
出物量は大きく、圧損の主要因子となっている。また、JNES 試験や独 AREVA 社の試験から中性領域（BWR が含まれる）での化学影響も重要である可能性が示された。
独 AREVA 社試験で、スクリーンを通過したデブリが炉心グリッドに堆積し圧損上
昇。
NUREG/CR-6224 等の圧損評価式が作成されたが、珪酸カルシウム等の圧縮性粒子や繊維と粒子が不均一混合時には
不十分。

データや
知識ベース

実施する内容役割分担（実施／資金）期待される成果
（反映先）

官／官
産／産

・審査基準の見直し（ガイド作成）
・デブリ生成量
評価の保守
性の見直し

官／官
産／産

・審査基準の見直し（ガイド
作成）
・移行量の保守性の見直し・NEI 04-07
・Regulatory Guide 1.82rev3
・NUREG/CR-6808

・ ANSI/ANS モデルの見直し
・ ZOI 試験の実施

・NEI 04-07
・Regulatory Guide 1.82rev3

・ デブリ沈降の妥当性を示す試験等または、圧損試験方法の見直し

・JNES SS レポート
・NEI 04-07
・NUREG/CR-6913, 6914
・NUREG-1918
・WCAP16530

・ 中性領域での 化学影響 試
験・ WCAP 手法の国内プラントに 対す る適 用 性 検 討 及び保守性の見直し

官／官
産／産・審査基準の見直し（ガイド
作成）
・WCAP 手法の見直し

・NEI 04-07
・WCAP16793
・WCAP16793 の SER(ﾄﾞﾗﾌﾄ)
・JNES SS レポート
・NEI 04-07
・NUREG/CR-6224, 6808
・NUREG- 1862

・ 通過デブリによる流路閉塞
や炉心冷却性を把握する
下流側影響試験官／官
産／産・審査基準の見直し（ガイド作成）

・ 圧 縮 性及 び 繊 維 と粒 子 の不均一混合を考慮した圧損
評価式の検討官／官産／産・審査基準の見直し（ガイ
ド作成）

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類

新 型
炉
と
現 行
炉

個別項目

シビアア
クシデン
ト対策

対応すべき
技術テーマ

ソースターム

技術課題

ヨウ素挙動（再放出等）

類似技術の主な検討結果
残存課題 ないし 現象

・ ソースターム評価上重要なヨウ素挙動に関してこれまでに多くの研究が実施
され、OECD ヨウ素 WS 等を通じた継続的に検討を実施
・ 水相内不純物の影響、高水温条件下のヨウ素化学や壁面へのヨウ素吸着挙動に大きな不確かさあり
・ 低酸素濃度雰囲気条件下（BWR）のデータが不十分

データや
知識ベース
・ '70 年代の CV スプレーによる除去研究・ '80-'90 年代の OECD ヨウ
素 WS、ISP41 関連資料
・ RTF 試 験 ( カ ナ ダ ) 、
PHEBUS 試験(仏)等のデータ(一部公開文献あり、
PHEBUS, ISP41 で旧原研
入手)
・ OECD/BIP(JNE 参加)で壁面吸着、有機ヨウ素生成の実験を実施中・ OECD/THAI （ 日 本 不 参加）でＣＶ内水素燃焼のヨ
ウ素化学に及ぼす影響について実験を実施中
・ JNES と JAEA が、SA 晩期の照射下のヨウ素再放出
挙動に関する実験を実施
中実施する内容・ 基礎実験によるパラメータ
効果に関するデータの拡充とシビアアクシデント解析に使用できるヨウ素化学モデ
ル の 構 築 (PWR/BWR 条件)。
・ 有機ヨウ素生成モデルの不確 か さ の 低 減 (OECD/BIPで実施予定)。
・ 寄与 が大 き い壁 面 吸着 の詳 細 機 構 の 検 討(OECD/BIP で実施予定)。

役割分担（実施／資金）期待される成果（反映先）

官／官・現 実 的 ソ ー
スターム評
価・解析手法 の整備と事故現象の解明
や設計、SA・
防災対策、
規制への利
用
・事業者自 主
規格や学協
会規格の策
定

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類

新 型
炉
と
現 行
炉

個別項目

シビアア
クシデン
ト対策

対応すべき
技術テーマ

技術課題

類似技術の主な検討結果
残存課題 ないし 現象

水素分布予測・ OECD 国際標準問題 ISP47 (ThAI 実験)
で CFD コードにより He 成層化が再現できず、乱流混合や凝縮等に課題残存

格納容器
健全性

水素挙動

水素処理技術・ 欧州： CV 内に触媒式再結合器（PAR）
設置
・ 日本： BWR は窒素ガス置換による不活性化で燃焼防止、PWR はアイスコン
デンサ型 PWR のみイグナイタ設置、大型乾燥 CV は対策不要と結論
・ 蓄積した水素の処理(減圧)は未検討
・ 欧州ではフィルターベント実装済

データや
知識ベース
・ NUPEC の分布及び燃焼実験。爆轟限界水素濃度の評価が目的。
・ CV 内水素分布につき実験、CFD 解析など公開文
献あり
・ JNES における CFD 解析(DEFINE コード、〜H17)。
・ OECD/THAI （ 日 本 不 参加）で格納容器（CV）内水素分布、3D 流動、ヨウ素
化学等に関する複合実験を実施中
・ PAR の効果につき実験、
CFD 解析など公開文献あり・ ベント関連でスクラビング等による FP 除去の研究
多数
・ 水素エネルギー関連で水素蓄積技術につき多数の研究があるが、事故後対策用には難あり

実施する内容・ シビアアクシデント時 CV 内の流動(水素混合・成層化)に関る CFD 解析コードの検証と改良

・ シビアアクシデント後および晩期の水素残圧の処理対策の検討
・ 高機能 PAR その他、対策に係わる機器の開発
・ シビアアクシデント解析コー
ドへの水素処理モデル（例えば PAR モデル）の導入と水素処理対策の有効性に関する総合的な評価

役割分担（実施／資金）期待される成果（反映先）

官／官・解析手法 の整備と事故現象の解明
や設計、SA・
防災対策、
規制への利
用
・産業界自 主
規格や学協
会規格の策
定

産／産
官／官

・解析手法 の整備と事故現象の解明
や設計、SA・
防災対策、
規制への利
用
・産業界自 主
規格や学協
会規格の策
定

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日本 原子 力学 会 ｢熱 水力 安全 評 価基 盤技 術高 度 化検 討｣ 特 別専 門委 員会
大分
類

新 型
炉
と
現 行
炉

個別項目

シビアア
クシデン
ト対策

対応すべき
技術テーマ

格納容器
健全性

技術課題

類似技術の主な検討結果
残存課題 ないし 現象

FCI （ 水 蒸 気 爆発含む）

・ 圧力容器内（炉内）水蒸気爆発に起因するαモー ド破 損の確 率は 極め て小（ ROAAM （ Risk Oriented Accident
Analysis Methodology ） 手 法 に よ る 評価）。
・ 圧力容器外（炉外）水蒸気爆発関しては UO2 酸化物では発生しにくいことが明らかになっているが、サブクール度
大で水深が深い場合や金属成分の影響に関するデータは十分と言えない。

MCCI・ OECD/MCCI-2 計画のクラスト破損試
験と解析により、実機では注水冷却時に形成されるクラストが破損する可能性が高いことが明らかとなったが、解析
コードによるコンクリート侵食試験結果の予測制度は十分とは言えない。
・ 溶融炉心の全量落下を想定すると、注
水冷却による MCCI 抑制は必ずしも可能ではない。
・ MCCI の 発 生回 避策 を考 慮 した 設 計（EPR 等）DCH

溶融炉心の圧力容器内冷却
ないし保持（IVR/IVC）

実機影響評価・ ROAAM 手法等による評価から、炉心溶融物が格納容器内に飛散しても、格納容器の限界圧以上に加圧される可能性が低いことが示されている。また、一次系の減圧により DCH 自体の発生を回避することが可能。
・ AM 策として１次系の減圧が強化されており、DCH が発生しない圧力レベルの検討もなされている。
・ OECD/MASCA(JNES 参加)において溶融炉心の逆成層化が示されたが、JNES データベースを用いた熱力学解
析で評価可能。
・ ただし、実機評価では、温度分布による影響やトランジェントについて検討する必要有り。

データや知識ベース

実施する内容役割分担（実施／資金）・ 水蒸気爆発の有無や粗混合過程は ALPHA、FARO,KROTOS, COTELS 実 験
データが有り (公開文
献)。
・ OECD/SERENA2(JNES 参加)で、コリウム組成等の影響評価中。

・ 現在実施中の SERENA2 計
画の フォ ロー と解 析 コー ド
整備による水蒸気爆発負荷評価の不確かさ低減
・ MCCI 軽減策としての水張りの有効性評価（水蒸気爆発の発生可能性や影響、床面へのデブリベッドの堆積と冷却性）
・ 蒸気 爆 発に 対す る 溶融 物の金属成分(特に金属ウラン)の影響の検討

官／産＋官（国際協力）

・ WETCORE, SWISS, MACE,
COTELS, MCCI-1 試験が公開データとして有り。

・ 現在実施中の MCCI-2 計画のフォローと解析モデルの検証
・ MCCI 回避策（コアキャチャー等）の性能評価試験
・ シビアアクシデント解析コードへの MCCI 回避策モデルの導入と有効性評価

官／産＋官（国際協力）

・ PWR を対象とした試験がSNL,ANL,FAI で実 施されており、公開文献有り。
・ Purdue 大学では DCH 時の液滴挙動に関する基礎試験を実施。

・次世代炉における DCH 発
生時の格納容器圧力・温度の急上昇が生じないような格納容器内の配置上の考慮

産／産・格納容器内の配置上の考慮によるDCH 問題の回避

・ 溶融炉心成層化に関するトランジェント試験産＋官／産＋官（国際協力）

・次世代炉のAM
・次世代炉の安全 評 価(SA
関連)

・MASCA 試験レポート
・原学会論文（熱力学デー
タベース構築、MASCA 試
験解析、下部ヘッド内デブ
リ伝熱流動解析）期待される成果（反映先）
・現 実 的 ソ ー
スターム評
価・解析手法 の
整備と事故
現象の解明
への利用
・次世代炉 の
安 全 評 価(SA 関連)・原 賠 法に 関する検討
・現 実 的 ソ ー
スターム評
価・解析手法 の
整備と事故
現象の解明
への利用
・次世代炉 の
安 全 評 価(SA 関連)・原 賠 法に 関する検討Page 10/15

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大分
類

個別項目

対応すべき
技術テーマ

新 型
炉
と
現 行
炉

非凝縮性
（可燃性）
ガス対応

BWR
蒸気配管内での水素ガス燃
焼

火災

炉心健全
性

PWR+BWR
火災影響評価BWR
異常過渡変化

炉心の限界出
力評価

技術課題

爆轟挙動評価手法の確立

類似技術の主な検討結果
残存課題 ないし 現象
・右記ガイドラインにて、水素・酸素の混合ガスが蓄積する配管形状や、不燃限界濃度等の知見がまとめられた。
・混合ガスの燃焼／爆轟挙動評価手法を確立し、配管の強度評価条件として提示する必要がある。

火災 PSA 評価
法確立

・ 火災による炉心損傷頻度（CDF）は、内的事象による CDF の約 10 倍程度と評価（JNES の試算）
・ 高い精度で確認するためには最新技術をとりいれた評価手法の高度化研究が望まれる。

Post-BT・ 原子力学会 Post-BT 標準（右記）により異常過渡時における被覆管温度評価
手法や燃料健全性の判断基準を規定
・ リウェット挙動に関するデータベースの拡張と既存モデルの適用範囲等の評
価が必要
・ 機構論的な解析手法を整備する上では、過熱蒸気温度、液膜厚さ、液滴径等、これまでには十分に得られていな
いデータの取得やバンドル体系での 3次元効果の解明が課題
・ 放射線照射表面活性（RISA）によるリ
ウェット挙動の促進などの確認が課題

放射線照射表面 活 性（RISA）
による沸騰熱伝達の向上

・ ガンマ線照射下で超親水性等の表面特性となる日本発の現象
・ JMTR 実験（低圧低流量）で CHF 向上
を確認（JAEA）
・ ドライアウト型の沸騰現象と濡れ性を含む伝熱面表面性状の関係の解明が課題
・ 実機炉心（高ガンマ線照射下）での限界出力向上などの確認が課題

データや
知識ベース

実施する内容BWR 配管における混合ガス（水素・酸素）の燃焼による配管損傷防止に関するガ
イドラ イン（H19、火力原子力発電技術協会）○爆轟試験、評価手法確立
・ 配管継手／反射端の影響を把握する爆轟試験
・ ＣＦＤに よる爆轟 特性解 析
手法

・米国では最新知見や技術を反映した火災 PSA 手法（NUREG/CR-6850）を整備
・OECD/PRISM 計画（大規模火災試験）
・OECD/FIRE 計画（火災データベース）・ BWR における過渡的な沸騰遷移後の燃料健全性評
価基準：2003(AESJ-SC-P002:2003)
・ 実バンドル体系実機条件試験（NUPEC）
・電力共同研究における試験データベース
・ 主にリウェット挙動に着目した実機条件試験（JAEA
で実施中）
・ 過熱蒸気温度・液滴径に関しては非常に低流量（実機の 1/10 以下）での計測例あり
・ RISA による濡れ性やプー
ル沸騰 CHF 等のデータ（海洋大、東大、京大、神戸製鋼、電中研、JAEA、東芝など）
・ JMTR 照射下、低圧低流
量条件での CHF データ（JAEA）

・ 火 災 試 験 デ ー タ及 び 火 災
PSA 評価に必要な火災データベースの蓄積
・ 火災伝播解析コード開発・
検証

・ 解析モデルやコードの高度化と検証に活用可能な実機
条件データベースの拡充
・ 最適解析手法の予測性能評価と精度向上・ 伝熱面表面性状とドライア
ウト熱流束の系統的調査
・ 照射下濡れの計測 など
・ 実機炉心条件（照射下、高圧、高流量）での CHF 試験
・ 最適解析手法の予測性能評価と精度向上

役割分担期待される成果（実施／資金）（反映先）
試験、評価手・爆轟特性、
法確立、ガイド
強度評価もライン改訂含めたガイド産(学,官)／産
ライン策定
事例規格化
・事例規格
学協会
・ 火災防護設
計評価への
火災 PSA の官／官活用
・ 中央制御室居住性評価(Phase2)

官／官
産／産・最適評価手法、解析手法の精度向上
・燃料健全性や安全余裕の正確な評価
・学界標準の改
訂

産官学／官
産学／産
官／官
学協会

・ 最適評価手
法、解析手法の精度向上
・ 安全余裕の正確な評価
・ 炉心の限界出
力評価と燃料設計への反映・ 学会標準の策
定Page 11/15

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大分
類

新 型
炉
と
現 行
炉

個別項目

高経年化

対応すべき
技術テーマ

加圧熱衝撃
（PTS）事象の高精度熱水力解析

技術課題

熱水力境界条件の提供

類似技術の主な検討結果
残存課題 ないし 現象

データや
知識ベース

・ 原子炉圧力容器の照射脆化評価に関しては、ʼ91 年に規格化された脆化予測評価手法に基づき、供用 60 年までの健全性がʼ04 年に定められた試験方法で確認されている・ 供用 60 年を越える長期供用に対しては、評価法の保守性に対する合理的な見直しが必要である。

・ 高経年化対応技術戦略マッ プ 2008 08 基 高 報-0003（JNES）
・ 原子炉圧力容器の中性子照射脆化 JNES‐SS‐0507‐01 平成 18 年(JNES 高経
年化技術評価審査マニュ
アル)・ 原子力発電所用機器に対する破壊靭性の確認試験
方法 JEAC 4206-2004（日
本電気協会）

実施する内容現行炉＋新型炉
・ 原子炉圧力容器 内壁での冷却材温度分布詳細評価
手法（3 次元 CFD 等）の開発・ 検証用データベースの整備
新型炉
・ 原子炉圧力容器 内壁での冷却材温度分布詳細評価
手法の構造設計への反映

役割分担（実施／資金）官／官産／産期待される成果（反映先）
現行炉＋新型
炉・詳細評価 手法の精度向上・原子炉圧 力
容器健全性
の正確な評
価
・ JNES 高経年
化対策技術
資料の見直
し
・日本電気 協
会規程の見
直し
新型炉
・ 80 年供用に
対応した健
全性評価手
法の最適化

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大分
類

現 行
炉

個別項目

出力向上

対応すべき
技術テーマ

BWR
蒸気流量増大BWR
炉出力の増大／分布変化

PWR+BWR
流量計精度保証

技術課題

類似技術の主な検討結果
残存課題 ないし 現象

流力振動

・ 米国の出力向上プラントにおいて、ドライヤが損傷した事例が発生した。
・ このため、主蒸気流量の増大に伴う音
響・流動振動評価手法を整備していく必要がある。

炉心安定性

・現行炉、自然循環運転となる ESBWR、
次世代軽水炉を含め、高出力密度炉
心 、 大 型 格 子 燃 料 炉 心 等 で は ボ イド
率、圧力損失も増加し、安定性に係わる余裕が低減することが予想される。従来と異なる炉心に適用可能な汎用性の高い解析評価手法の整備が必要。

高 Re 実 証 とCFD 解 析 に よる検証技術開発・ ASME 等の規格に基づいた製作と実流試験（Re~107）での精度確認
・ MU（計測の不確かさ）型出力向上への利用を対象とした超音波流量計の計測
不確かさ検討（原学会）
・ CFD 解析の精度確証は不充分

データや
知識ベース
原学会 2008 年会（春）Ｍ43〜45
原学会 2008 年会（秋）E19〜21空気系での縮尺基礎試験
主蒸気系の音響解析
・ BWR の安定性評価基準（原子力学会、予約中）
・ 「BWR 核熱水力安定性評
価の現状と課題」（原子力学会、2001）・ 密度波振動下での CHF 測定データ（神戸大）
・ 自然 循環 炉の シミ ュレー
ション 試 験 （ 電 中 研
SIRIUS）
・ 燃料特性を模擬した個別
効 果 試 験 (JAEA のTHYNC)

・ 原学会「超音波流量計に関する技術検討評価」分
科会最終報告書など実施する内容役割分担（実施／資金）○主蒸気管・ドライヤ音響振動試験（蒸気試験）
・単一閉止分岐管の音響共
鳴・音圧予測手法の整備
・圧力変動伝播特性試験

産／産・ 三次元核熱結合解析コード
を含 め た 解析 評 価 手法 の高度化と手法の開発・検証に用いるデータベースの整備・ 不確 か さ評価 の 標 準的 手法の確立
・ 産総研国 家標 準設備を 用
いた系統的精度評価とデー
タ利用
・ 流速分布式超音波流量計の実用化
・ CFD 解析精度の保証期待される成果（反映先）
・ドライヤ振動
健全性評価
指針の作成
・ドライヤ振動
健全性評価
の高度化

官／官
産／産

・トピカルレポート及びそのレビュー
・安全余裕の
正確な評価

官／官
産／産

・安全余裕 の正確な評価
・ ECCS 性 能
評価指針の
見直し
・出力向上 の実施

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大分
類

個別項目

対応すべき
技術テーマ

技術課題

類似技術の主な検討結果
残存課題 ないし 現象

データや
知識ベース

実施する内容役割分担（実施／資金）

現 行
炉

燃料高度
化

BWR
RIA 過渡ボイド

安全解析手法の整備

・ 過渡的サブクールボイドモデルの開発（JNES）
・三 次元 核 熱 結 合解 析 コードの 整 備（JNES）

・過 渡 ボ イ ド 挙 動 試 験（JAEA）

・ 過渡的サブクールボイドモ
デルの検証及び実機適用
評価

官学／官
産学／産

柔軟運転サイクル

運転期間延長に伴う安全性の確認

・ 安全審査（核・熱・安全設計）

・ 核・熱・安全性解析手法

・ 核・熱・安全性解析手法の高度化（必要に応じて）

官学／官
産学／産

PWR
高燃焼度化等高燃焼度化対応等と規格基準の高度化（熱流動分野は境界条件を提示）・ 熱水力、流動特性、限界熱流束（DNB）
特性の確認

・加圧水型原子炉に用いられる 17 行 17 列型の燃料集合体について（原子炉安全専門審査会報告書）
・発電用加圧水型原子炉の炉心熱設計評価指針

・ 限界熱流束（ＤＮＢ）比評価
用相関式の評価等
・解析コー ド及び 手法整備
（熱流動分野は境界条件を
提示）

官学／官
産学／産

BWR
高燃焼度化等高燃焼度化対応等と規格基準の高度化（熱流動分野は境界条件を提示）・熱 水 力 、 流 動 特 性 、 限 界 出 力 比（MCPR）特性の確認

・ 沸騰水型原子炉に用いられる 9 行 9 列型の燃料集合体に つい て（安全委 員
会専門部会報告書）

・ 限界出力比 （MCPR）評価
用相関式の評価等
・解析コー ド及び 手法整備
（熱流動分野は境界条件を
提示）

官学／官
産学／産

期待される成果（反映先）
・ トピカルレ ポート及びそのレビュー
・安全余裕 の
正確な評価
新検査制度での適合性確認・ トピカルレ ポート及びそのレビュー
・燃料熱水 力
評価技術の高度化
・ トピカルレ ポート及びそのレビュー
・燃料熱水 力
評価技術の高度化

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大分類
基盤の
確保・整
備

個別
項目

課 題

知識

国民の理解獲得のため、・ 必要な知識（情報）基盤の検討と整備
・ 広報活動の充実

技術の継承と発展に必要な研究・開発・評価の能力を備えた人材の継続的養成（急務）

人材

施設

制度

研究基盤施設（LSTF、THYNC 等）の維持・活用と廃止決定法を含む
在り方の検討・ 技術評価プロセスに関する検討
・ 産官学協力の在り方に関する検討・ 指針の体系化に関する検討

実施する内容役割分担（実施／資金）・ 産官による各種の広報活動
・ 学協会による教科書やハンドブックの作成・改訂

・ 教科書、ハンドブック等の作成
・ 研究ワークショップ等の開催
・ 研究・開発成果の社会的な広報活動の
実施

学協会
＋
学／学

・ 原子力分野からの大学離れが進行
・ 技術の継承・発展に必要な研究・開発・評価の能力を養成する教育・研究の実施を産官学で系統的に取組む必要性の喚起
・ 技術継承のための大学院大学の開設（東大）
・ JAEA や原安協、各国の研究開発機関や OECD/NEA、
IAEA 等による研修やセミナーの実施
・ MEXT と METI による人材育成予算の確保と重点テーマ（FBR 等）への配分

・ 系統的な研究・開発の実施
・ 知識基盤セミナーの開催
・ 産官学の積極的交流の促進
・ 人材育成予算の継続的確保と客観的な
配分

学／官
＋
学／学
＋
産／産
＋
学協会

現 状

・ 過渡、事故模擬実験データの蓄積によって、試験装置の大部分が閉鎖され、実機条件（高温高圧）の大型試
験設備は世界的にも限定。
・ OECD/NEA は SESAR/FAP と SFEAR の 2 度、専門家
グループ検討を行ない、国際協力利用が有効な設備をランク付リストアップ NEA/CSNI/R(2007)6・ OECD/NEA プロジェクト等による国際共同研究への設
備利用の促進・ 設備性能に応じた具体的利用課題、スケジュールの明確化と利用制度の整備
・ 設備の廃止規準の策定

・ 学会標準委員会等の設置と学会標準（民間規準）策定のタイムリーな実施
・ 分野における研究ロードマップの策定と実施、ローリン
グの実施

規制課題に対する学協会規格の策定、指針などへの適用、定期的な見直し など

官／官
＋
産／産

学協会
＋
官／官

期待される成果（反映先）
熱水力技術に係る知識基盤の整備と社会
的周知

優秀な人材の継続的確保

・ 次世代軽水
炉など新た
な設計の安
全性実証に
必要な実規
模施設基盤
の整備と利
用
・ 国際共同利
用研究を通
じた安全向
上と規制支
援
最新知見に基づいた体系的指針の策定と検査、安全評
価の実施

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