パラメータ設定
U-235 濃縮度
%
天然ウラン 0.7%、PWR燃料 3-5%、研究炉 20% 未満
燃料質量（UO₂換算）
kg
PWR炉心装荷量の典型値 80-100 t
熱出力
MW
電気出力÷熱効率(33%)。1000 MWe ≈ 3000 MWth
目標燃焼度
GWd/MTU
通常 PWR 40-50、高燃焼度 55-65
全出力運転日
day
PWR の 1 サイクル 約 540 日（18 か月運転）
炉型
中性子スペクトル・転換比に影響
計算結果
—
達成燃焼度 (GWd/MTU)
—
U-235 消費率 (%)
—
Pu 生成量 (kg)
—
核分裂生成物 (kg)
—
反応度損失 (pcm)
—
サイクル末期余裕 (pcm)
—
燃料集合体格子 — 燃焼度マップ
燃料棒の色は局所燃焼度（緑=新燃料、黄=中間、赤=高燃焼度）。白点は核分裂イベント、紫点は U-238 → Pu-239 転換を表します。
反応度 ρ vs 燃焼度（サイクル経過）
質量バランス — U-235・Pu・核分裂生成物
理論・主要公式
$$BU = \frac{P_{th}\,\cdot\,t_{full}}{M_{HM}},\qquad \rho_{EOC} = \rho_{BOC} - \alpha_{BU}\,\cdot\,BU$$
BU：燃焼度 (MWd/MTU)、P_th：熱出力 (MW)、t_full：全出力日数 (day)、M_HM：重金属質量 (MTU)。ρ：反応度 (pcm)、α_BU：燃焼度反応度係数（LWRで約 200 pcm/GWd）。
$$N_{fission} = \frac{BU \cdot 86400}{E_{fission}},\qquad E_{fission} \approx 200\,\mathrm{MeV} = 3.2\times10^{-11}\,\mathrm{J}$$
1 回の核分裂は約 200 MeV のエネルギーを放出するため、燃焼度から累積核分裂数 N_fission を逆算できる。これに 0.85 を掛けて U-235 消費数とする（残り 15% は中性子捕獲）。
$$m_{Pu} \approx C_{R}\,\cdot\,M_{HM}\,\cdot\,BU,\qquad m_{FP} \approx 1.05\,\mathrm{g/MWd}\,\cdot\,BU\,\cdot\,M_{HM}$$
Pu 生成量は転換係数 C_R（LWRで約 0.4 g/MWd）と燃焼度に比例。核分裂生成物は 1 MWd あたり約 1.05 g 蓄積する（質量保存則：核分裂したウラン質量がほぼそのまま FP 質量となる）。