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。
