臨界安全設計
臨界安全設計では、原子燃料を扱う以下の設備や機器においてウランやプルトニウムの核分裂の連鎖反応が持続／増加する状態（臨界／超臨界）となり安全性が損なわれるのを防止するため、これらの設備や機器をモデル化した核特性の解析を実施します。
実績例
- 原子力発電所の燃料貯蔵設備（新燃料ラック、使用済燃料ピット/プール）
- 燃料製造工場、使用済燃料再処理工場における燃料貯蔵設備
- 使用済燃料再処理工場及び再処理関連施設の各種機器・設備
- 使用済燃料輸送及び貯蔵容器（左図参照）
未臨界性評価の例
左図に示すPWRの典型的な使用済み燃料プールでは、適切なラック中心間距離および貯蔵燃料の配置によって臨界を防止します。
未臨界性評価では、解析コードによって使用済み燃料プールの状態を模擬し、未臨界状態となることを確認します。
具体的には下図に示す通り、横軸の水密度が0.0～1.0[g/cm3]の全範囲において縦軸の中性子の実効増倍率が超臨界状態とならないような使用済み燃料集合体の配置を検討します。
