2013年7月に施行された実用発電用原子炉及び核燃料施設等に係る新規制基準では、原子炉に加えて使用済燃料貯蔵施設(SFP)を対象とした安全対策の実施とその有効性評価が要求されている。われわれはこれまでに、米国電力研究所(EPRI)が開発した重大事故解析コードMAAP (Modular Accident Analysis Program)を用いてSFPでの冷却機能喪失事故等を対象とした事故進展解析を実施し、初期水位や崩壊熱が被覆管破損時間や水素生成量に及ぼす影響や、スプレイ及び代替注水, 燃料分散配置といった安全対策の有効性を評価した。本研究では、MAAPコードのSFPスプレイモデルの妥当性を評価することを目的として、別途原子力機構が実施したスプレイ冷却試験の再現解析を行った。