【個別報告5】
次世代革新炉の安全性向上と早期導入に資する研究
電力中央研究所
エネルギートランスフォーメーション研究本部
研究統括室 研究戦略担当（次期原子炉）
兼 原子力リスク研究センター リスク評価研究チーム
副研究参事

宇井淳

研究報告会2023
2023年11月16日

2023

本報告でお伝えしたいこと
 2050年のカーボンニュートラルを目指すには、サプライチェーン・技術・人材を維持し、次世代革新炉をタイムリーに導入していくことが重要。
 本報告では、次世代革新炉の新たな安全メカニズムの妥当性の確認に必要な知見を拡充し、現象や解析手法などの不確かさを低減する研究、および立地の自由度を拡大する方策に関わる研究を紹介する。
 また、原子力安全に関する国際標準的な考え方や今後の規制の近代化(Modernization)の動向を踏まえ、次世代革新炉の安全設計・安全評価手法の構築に取り組む方針を紹介する。

2023

1－ 83 －

報告内容
1. 次世代革新炉の計画と導入時期
2. 次世代革新炉の導入に資する研究開発
3. 今後の安全評価や規制の近代化に対応する研究4. まとめ2023

2報告内容
1. 次世代革新炉の計画と導入時期
2. 次世代革新炉の導入に資する研究開発
3. 今後の安全評価や規制の近代化に対応する研究4. まとめ2023

3－ 84 －1. 次世代革新炉の計画と導入時期

原子力発電所の設備容量の見通し
 原子力発電所を60年運転としても2050年代に既設炉は急激に減少
 電源確保のため、2050年までに次世代革新炉の導入が必要
 設計、許認可、建設期間を踏まえ、着実に実現していく必要がある
設備容量（万kW）5000

36基：3,722万kW

4000

3000

継続的な安全性向上＋ 新増設、次世代革新炉

32基：3,365万kW

再稼働、長期運転★第6次エネ基での見込み

23基：2,374万kW■ 40年運転27基：2,731万kW■ 60年運転

2000

60年運転＋停止期間*

★現状

1000

02010

2023

8基：956万kW* ここでは一律10年として計算

8基：956万kW

3基：414万kW 3基：414万kW
202020302040

2050

2060

2070

2080

2090

経済産業省 第31回 総合資源エネルギー調査会 電力・ガス事業分科会 原子力小委員会「原子力政策に関する今後の検討事項について」（2022/9/24）を基に電中研で作成

4

1. 次世代革新炉の計画と導入時期

次世代革新炉の今後の目標・戦略（GX）
 本発表では、2040～2050年代に運転開始の計画となっている以下の発電用の次世代革新炉1)を対象に説明。
 革新軽水炉 小型軽水炉
 高速炉

出典：GX実現に向けた基本方針（閣議決定）参考資料（2023年2月10日）に枠を追記

2023

5－ 85 －

1. 次世代革新炉の計画と導入時期

当所の考える次世代革新炉の課題など
 次世代革新炉の課題としては、発電事業としての成立性、サプライチェーン、技術・人材の維持、社会的受容性などが挙げられるが、以降では以下に関する研究について紹介。
 新たな設計や安全メカニズム等の妥当性確認(Validation)の根拠となり不確かさを低減する知見の拡充
 立地自由度の拡大

 『廃炉を決定した原子力発電の敷地内での次世代革新炉への建替え』

 規制制度や要件の今後の変化を踏まえた安全評価等

 小型炉や高速炉向けの規則の改定や制定
 今後の許認可の近代化や、原子力安全の考え方の深化による安全設計・安全評価手法の構築
2023

6

報告内容
1. 次世代革新炉の計画と導入時期
2. 次世代革新炉の導入に資する研究開発
3. 今後の安全評価や規制の近代化に対応する研究4. まとめ2023

7－ 86 －2. 次世代革新炉の導入に資する研究開発

次世代革新炉の導入に資する当所の研究
 当所で取り組んできた既設炉の研究の多くは、革新軽水炉に利用可能
 小型軽水炉向けの設計や安全に関わる研究も、今後進めていく予定 高速炉についても、金属燃料などの研究を進めている
2060

2050

2020年代2030年代2040年代▼現在
既設炉に関する研究

既設炉

2050年代

統計的安全評価、新型燃料の妥当性確認データ、水蒸気爆発抑制、データ同化による不確かさ低減、溶融炉心対策、事故耐性燃料、高経年化、etc.

革新軽水炉導入に資する研究

革新軽水炉

基本設計

詳細
設計

設計段階のPRA, etc.

製作・建設

運転

パッシブ安全系の妥当性確認
データの拡充, etc.

小型軽水炉導入に資する研究

小型軽水炉

概念
設計

基本 詳細
設計 設計

製作・建設

運転

高速炉導入に資する研究

高速炉

概念
設計

基本設計

2060年代

詳細
設計

原子燃料を準国産資源とした運転
原子炉の利用と核燃料サイクルの成立によるエネルギーセキュリ
ティの確保に重要製作・建設

2023 GX実現に向けた基本方針（閣議決定）(2023年2月10日）等を参考に作成

8

2. 次世代革新炉の導入に資する研究開発

革新軽水炉に関する研究成果活用とその時期
 研究成果は、多くのステークホルダーに活用できるよう取り組む 設計、建設、運転の各フェーズにタイムリーに反映できるようにする
ステークホルダー

NRA

型式証明審査学協会

民間基準制定・改定

ATENA

規格・基準案

電気事業者

2030年代

工認審査

設置許可審査トピカルレポート審査…

2040年代運開

検査・運転監視

民間基準制定・改定
規格・基準案

立地検討・使用選定・設計評価

設置許可申請・対応

工認申請・対応

高度利用・継続的安全性向上

トピカルレポートメーカ

概念検討・概念設計
新技術評価手法
実証データ

電中研

基本設計
設計評価支援

妥当性確
認の根拠等

詳細設計

定期検査・改良工事

事故耐性燃料
評価結果等

運転長期化
評価手法等
研究成果の活用方策

海外の先行事例や規制動向の調査①電気事業者等に共有、技術移転

安全性向上や新たな安全メカニズムの妥当性確認に資する知見の拡充②安全審査対応等を支援③公知化、規格・基準等に反映

今後の安全評価や規制の近代化に対応する研究・手法構築
課題抽出

研究開発

手法構築

規則・基準

成果の例

2023

9－ 87 －

2. 次世代革新炉の導入に資する研究開発

次世代革新炉の安全性確認に資する知見の拡充
 各プラント状態（通常運転～シビアアクシデントまで）の重要な課題を抽出し、その解決や知見の拡充に必要な研究に取り組む
旧基準

事故状態

運転状態

プラント状態

単一故障

新規制基準

通常運転状態

原子炉内のボイド分布の高解像度計
測、安定性試験等

運転時の異常な過渡変化(AOO)

DBAに包含される事故

過渡時の熱的制限値（限界出力）に係る実証試験など

多重故障

設計基準事故(DBA)

反応度事故(RIA)や冷却材喪失事故(LOCA)など安全研究

重大事故に至るおそれのある事故

DEC-A

シビア
アクシデント
(SA)

DEC-B

炉心溶融後の知見拡充
不確かさ低減重大事故に至る
おそれのある事故の実験・解析

水蒸気爆発の試験
燃料棒表面の液膜流れの計測と可視化

LOCA時の燃料被覆管の破裂試験

2023 AOO: Anticipated Operational Occurrence, DBA: Design Basis Accident

溶融燃料の拡がり解析
10

RIA: Reactivity Insertion Accident, LOCA: Loss-of-coolant Accident, DEC: Design Extension Condition

2. 次世代革新炉の導入に資する研究開発

通常運転～事故～シビアアクシデントにおける解析コード(計算プログラム)の妥当性確認データの取得
 当所の高解像度の熱流動等の計測技術と、原子炉内を再現できる試験
インフラを活用して、実際の原子炉と同じ高温・高圧の条件で試験を行い、次世代革新炉の妥当性確認に必要な知見を拡充する
三次元熱流動試験設備
SIRIUS-3D

通常運転

反応度投入事故(RIA)
蒸気の体積率0.0

水凝縮器

1.0

蒸気

気水分離器

加熱器

試験容器

ポンプ

(動画)

予熱器

11－ 88 －2. 次世代革新炉の導入に資する研究開発

新たな原子力立地に関する研究
 次世代革新炉の新たな立地の自由度の拡大を目指して取り組む
 洋上立地（浮体式原子力発電所）に関する研究2)~4)

 沖合30 kmでの稼働  UPZ1がすべて洋上  住民の避難がほぼ不要 外部自然ハザードの影響が緩和される（地震、津波、火山） 周辺に海水が豊富  炉心溶融事故を実質的に排除する設計が可能
 経済産業省NEXIP事業2にて実施中
 浮体揺動を模擬した熱水力試験
 革新軽水炉を搭載するレイアウト
 沖合での揺動時の事故のシミュレーション
 概念設計 等

 地下立地に関する研究 敷地内建替の制約の解決策の一つ
 地下立地は地上と比較して土木・建築立型の面から耐震設計上有利と評価
 1990年代に技術的・経済的成立性を確認したが、最新の基準・知見に照ら 横型して再評価を実施

部分地下式

全地下式

2023 1UPZ：緊急時防護措置を準備する区域 2NEXIP：経済産業省「社会的要請に応える革新的な原子力技術開発支援事業」12

報告内容
1. 次世代革新炉の計画と導入時期
2. 次世代革新炉の導入に資する研究開発
3. 今後の安全評価や規制の近代化に対応する研究4. まとめ2023

13－ 89 －3. 今後の安全評価や規制の近代化に対応する研究

当所が着目する次世代革新炉の設計や安全の観点
 欧米の安全基準や規制規則の近代化 (Modernization)
 IAEAやWENRA：5)~9)

 ”放射性物質の大規模放出となる事故の実質的な排除”を要求

 米国NRCやNEI：11)~15)

 「原子力エネルギー革新と近代化法」(NEIMA)の制定
 米国産業界(NEI)による規制近代化への取組み (NEI18-04, NEI21-07)
 NRCの非軽水炉や革新炉向けの新たな規制制度案 (10CFR Part 53の案)

 いずれも、環境への放射性物質放出のリスク低減を重視

 原子力の安全原則「人と環境を放射線影響から護る」の基本に回帰
 「低頻度・高影響」のシナリオも考慮する方向となっている

 “How safe is safe enough?”の考え方の深化と対応

 法令や規則への適合だけでなく、安全性を高めていくには：
深層防護、リスク情報、安全裕度、不確かさ等を踏まえ、新設炉の設計や安全対策をどのように考え、解析・評価・判断するか
2023

NEIMA: Nuclear Energy Innovation and Modernization Act

14

3. 今後の安全評価や規制の近代化に対応する研究

昨今の原子力安全の考え方・安全基準など(1) IAEAやWENRA

 “Practical Elimination (PE)”がIAEA SSR-2/1(設計要件)に記載
 『放射性物質の大規模放出となる事故の実質的な排除(Practical Elimination)』を目指す設計を求めている
 PEと言えるかの正当性は、単に確率論的な目標を満たすかどうかで判断はしない
 不確かさと解析の限界を考慮し決定論と確率論を組み合わせた安全評価が重要
 設計や設備の安全性のターゲットとして、安全目標と類似の役割

 PEの概念

 第一の概念：物理的不可能性 (physical impossibility) 不確かさを踏まえて最大範囲や最悪ケースをカバーできることを示す必要がある  実証が難しい
 第二の概念：高い信頼性を持ってその状態が著しく発生しにくいこと(extreme unlikeliness with a high degree of confidence) 基本は設計・設備対応。人的要因も可能な限り留意する。不確かさを考慮する（現象の不確かさも含む）。
 実証には、決定論的な要件への適合の確認と共に、確率論的な分析によりextreme unlikelinessを確認する。（PRAは内的、外的、燃料貯蔵プールを含む）

2023

15－ 90 －3. 今後の安全評価や規制の近代化に対応する研究

Practical Eliminationとして取り組むべき項目
 PEとして対処すべきカテゴリーに含まれる現象や事故シナリオの実質的な排除（リスクの低減）に繋がるように、必要な知見や実験的根拠を拡充する研究を進める
格納容器バイパスを伴うシビアアクシデント

水素爆発
制御不能な反応度事故

大型機器の故障

格納容器除熱機能の喪失

放射性物質の放出に関係し、設計基準を超えた
重大事故やレベル2 PRAに関係する項目が多い

大規模な水蒸気爆発

格納容器
直接加熱

溶融炉心－コンクリート相互作用

2023

これらを実質的に排除する設計を目指すことが、
IAEAやWENRAのnewreactor designの標準的な考え方

燃料貯蔵プールの燃料の著しい損傷

IAEA TECDOC-1791 (2016), IAEA SSG-88 (近日発行予定)

16

3. 今後の安全評価や規制の近代化に対応する研究

昨今の原子力安全の考え方・安全基準など(2) 米国NRCとNEI

 既設炉の連邦規則 (10 CFR Part 50)

 段階規制で規範的(prescriptive)であり、申請者から不満が多かった

 新型炉の連邦規則 (10 CFR Part 52)

 早期サイト許可(ESP)、設計認証(DC)、建設運転一括許可(COL)等の仕組みを用意したが、Part 52で建設が完了したのはまだ2基のみ
 DOEの革新炉実証計画*では、柔軟に設計変更できるPart 50を利用

 NEIやSouthern Companyは、許認可近代化プログラム(LMP)を推進し、リスク情報と性能を基準とするガイドを策定(NEI 18-04)

 設計段階のPRAによって複数基が立地するサイトの状態を考慮して種々の事象のシナリオがリスク上重要かどうかを確認する
 低頻度・高影響の事故シナリオのリスクを下げ、深層防護の充足性(adequacy)の評価を行っていく NRCは、非軽水炉と革新炉向けに新たな連邦規則案(Part 53)を策定。NEIと議論が継続中。
 非軽水炉に限らず革新軽水炉にも今後適用される見込み

2023

ESP: Early Site Permission, DC: Design Certification, COL: Combined License, LMP: Licensing Modernization Program*Advance Reactor Demonstration Projects (ARDP): TerraPowerのNatriumTMやX-energyのXe-100など。設計が成熟していない新型炉は、運転許可が下りるまで柔軟に設計変更できるPart 50の方が進めやすいためとのこと。

－ 91 －17

3. 今後の安全評価や規制の近代化に対応する研究

リスク重要度の許可基準事象を決める
頻度-影響ターゲット (F-C Target)

 NEIの提案内容
頻度 その意味合い

リスク≡頻度×影響

リスクの低い事象は、リスク上重要な許可基準事象(LBE)から除外される

リスクの高い領域

 リスク上重要な事象を重点的に評価する
 単一故障と多重故障の区別があまり意味を持たなくなる 瞬時ギロチン破断(LOCA)や制御棒落下事故(RIA)など従来の代表的な事故が低頻度であればLBEに含めない可能性あり等リスクのラインではなく、低頻度・高影響の設計や対策を重視しているリスクの低い領域 人と環境への放射線影響のリス
クを下げる設計になる

影響

出典：NEI 18-04 (2019)のFig.3-4にFig.3-1の内容を筆者が一部加筆

2023

18

3. 今後の安全評価や規制の近代化に対応する研究

次世代革新炉の設計や評価は深層防護の各層のバランスとリスク情報活用の5つの視点が重要 次世代革新炉の設備等は、規制への適合、深層防護、PRA、安全裕度、モニタリングなどリスク情報活用の5つの視点で考えることが重要
 また、深層防護の層間のバランスが合理的にとれており、代替策に過剰に依存せず、設計で対応できる能力を有することが重要 (RG1.174)

深層防護

レベル1

レベル2

深層防護レベル3

統計的安全評価
安全評価(BEPU)

決定論的安全評価

レベル3
PRA

有効性評価

BEPU

①現行規制

事故状態

運転状態
単一故障

プラント状態

レベル5

レベル2
PRA

レベル1PRA

PRA

通常運転 運転時の異常 DBAに包な過渡変化 含される状態
事故(AOO)
旧基準

レベル4

設計基準
事故(DBA)への適合

多重故障
重大事故に至るおそれのある事故(DEC-A)シビア
アクシデント(SA)(DEC-B)

SA設備

新規制基準

設計基準（DB）設備②深層防護
思想との整合RG1.174のリスク情報活用の考え
方の基本

特重設備

⑤パフォーマンスのモニタリング

安全裕度
リスク情報活用
した統合意思決定④確率論的リスク評価(PRA)

設計等に関わる洞察、意思決定の根拠など

次期炉の設備や対策へ

2023 IAEAのPlant States (Glossary, SSR-2/1 rev.1), 深層防護の分類, Regulatory Guide 1.174の図等を併記して筆者が作成－ 92 －③十分な19

3. 今後の安全評価や規制の近代化に対応する研究

将来の規制の近代化に対応する安全設計・評価
 前述のような規制の近代化の動向にも対応できる準備を進める 建設前の設計段階のプラントを対象としたPRA手法を構築する
 決定論的安全評価に不確かさの考慮とPRAの長所を巧く取り込む

深層防護
決定論的安全評価＋不確かさの考慮
レベル2
深層防護レベル3
レベル4
レベル5＋ レベル1
PRA的な事故シーケンスの網羅性と精査を導入
レベル
レベル＋深層防護の充足性と放射性物質の放出リスク低減を重要視
レベル1PRA
PRA
2PRA
3PRA
 規範的(prescriptive)ではなく自由度を高めた手法とし統計的安全評価
安全評価 BEPU
有効性評価
決定論的
高速炉や小型軽水炉にも適用できる設計・評価法が重要(BEPU)
安全評価

単一故障

プラント状態通常運転 運転時の異常 DBAに包な過渡変化 含される
状態
事故
(AOO)
旧基準

①現行規制

事故状態

運転状態

設計基準
事故
(DBA)

(DEC-A)シビア
アクシデント(SA)(DEC-B)⑤パフォーマンスのモニタ
リング

SA設備

新規制基準

設計基準（DB）設備②深層防護思想との整合

RG1.174のリスク情報活用の考え方の基本への適合

多重故障
重大事故に至るおそれのある事故

これらをうまく連携させる

特重設備③十分な安全裕度
リスク情報活用
した統合意思
決定

④確率論的

リスク評価
(PRA)

設計等に関わる洞察、意思決定の根拠など

次期炉の設備や対策へ

2023

20

3. 今後の安全評価や規制の近代化に対応する研究

設計段階のPRAガイドの整備および種々のハザードを扱う一括評価手法の構築

 次世代革新炉の新たな安全メカニズムの規則等への適合性確認や、規則の解釈で言及されていない新たな方策の導入において、既設炉に比べ次世代革新炉の安全性が向上することを定量的に示せることは重要
 設計段階の次世代革新炉について、既設炉よりリスク低下（安全性向上）を確認するPRAの方法論を構築する
 恒設/可搬式設備、建屋強化、溶融炉心対策等の効果の定量化, etc.16)
 種々の外的ハザードを踏まえたリスク評価
 PRA等の不確かさを踏まえた深層防護の充足性の確認
主要な革新炉の 比較・確認
現行の規制基準
基本設計• リスク情報の利用余地のある条項• PRAの目的・要件

既存のPRA標準比較・分析

基本設計段階で入手可能な情報

設計・審査用概略PRAの要件およびガイド
2023

21－ 93 －3. 今後の安全評価や規制の近代化に対応する研究

決定論的安全評価をベースに確率論的アプローチや不確かさを踏まえた手法の構築・高度化
 統計的安全評価と時間変化を考慮するPRAのプロセスは共通点が多い(FORWARD)
 実測データとの比較や入力の適正化による不確かさ低減手法を実用化する(INVERSE)
 これらを総合的に評価して、深層防護の充足性を確認し、統計的安全評価
設計や安全評価の意思決定に活用できる手法の構築を目指す

不確かさ低減による予測性向上
原子炉出力, 安全系作動時間, etc.

試行1
試行2
試行3…

入力の不確かさ出力(結果)INVERSE
Data Assimilation（データ同化）
実験結果との比較による不確かさの低減

高解像度計測技術を用いた実験による妥当性確認データ

2.の研究成果

PCT:被覆管最高温度 時間＋時間

Deep Learning,ベイズ＋モンテカルロ法,Kriging, etc.
データサイエンス等を活用した代替モデル
リアルタイムシミュレータ2023

PCTの分布

炉心損傷確率 (-)

Inverse Uncertainty
Quantification (IUQ)

モデル, 手法,
解析コード, etc.

燃料被覆管温度入力(BEPU)

判断基準：1200℃
95%上限値

燃料被覆管温度

FORWARD

確率論的リスク評価
10

時間変化を考慮するPRA時間

許認可近代化への対応
深層防護の充足性の確認
安全設計へのフィードバック
合理的判断・早期導入へ

22

報告内容
1. 次世代革新炉の計画と導入時期
2. 次世代革新炉の導入に資する研究開発
3. 今後の安全評価や規制の近代化に対応する研究4. まとめ2023

23－ 94 －4. まとめまとめ 2050年のカーボンニュートラルを目指すには、目標とする原子力発電の電源構成比率の達成やサプライチェーン・技術・人材の維持のため、次世代革新炉の導入をタイムリーに進めることが重要。
 当所の次世代革新炉の研究は、原子力安全の基本的な考え方、リスク、大規模な放射性物質を放出する事故の実質的な排除等の観点で、新たな安全メカニズムの妥当性確認に必要な知見や実験的根拠を拡充し、不確かさを低減する研究を進めていく。また、次世代革新炉の立地の自由度を拡大する方策の研究も、引き続き取り組む。
 次世代革新炉の安全性向上を設計段階で合理的に確認できるPRAの活用方法・ガイドの構築や、将来の規制の近代化に対応する安全設計・安全評価に関わる研究を進め、早期導入を支援する。

2023

24

ご清聴ありがとうございました

2023

25

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参考文献
1)
2)
3)
4)
5)
6)
7)
8)
9)
10)
11)
12)
13)
14)
15)
16)

内閣官房: GX実現に向けた基本方針（閣議決定）(2023年2月).
J. Buongiorno, M. Golay, N. Todreas: Offshore Floating Nuclear Power Plant, IAEA Marine based SMRs
(2021).
産業競争力懇談会: 2022年度プロジェクト最終報告 浮体式原子力発電 (2023年2月).
宇井 淳:国内における浮体式原子力発電の検討状況, 日本原子力学会誌, 65(9), 547-551 (2023).
IAEA: Safety of Nuclear Power Plants: Design, Specific Safety Requirements No. SSR-2/1, Revision 1(2016).
IAEA: Considerations on the Application of the IAEA Safety Requirements for the Design of Nuclear
Power Plants, IAEA-TEDOC-1791 (2016).
IAEA: Assessment of the Safety Approach for Design Extension Conditions and Application of theConcept of Practical Elimination in the Design of Nuclear Power Plants, Draft Version of SSG-88 (2023).
WENRA: WENRA Report Safety of new NPP designs (2013).
WENRA: WENRA Report Practical Elimination to New NPP Design (2019).
IAEA: Nuclear Safety and Security Glossary (2022).
NRC: Regulatory Guide 1.174, An Approach for Using Probabilistic Risk Assessment in Risk-Informed
Decisions on Plant-specific Changes to the Licensing Basis, Revision 3 (2018).
NEI: Risk-Informed Performance-Based Technology Inclusive Guidance for Non-Light Water Reactor
Licensing Basis Development, NEI 18-04, Rev.1 (2019).
NRC: Regulatory Guide 1.233, Guidance for a Technology-Inclusive, Risk-Informed, and PerformanceBased Methodology to Inform the Licensing Basis and Content of Applications for Licenses,Certifications, and Approvals for Non-Light-Water Reactors (2020).
NRC: Proposed Rule, SECY-23-0021, NRC Regulations Title 10, Code of Federal Regulations, Part 53 –Risk Informed, Technology-Inclusive Regulatory Framework for Advanced Reactors (2023).
NEI: Technology Inclusive guidance for Non-Light Water Reactors, NEI 21-07 (2021).
日本原子力学会 原子力発電部会:「次期軽水炉の技術要件検討」ワーキンググループ報告書 (2020).
2023

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略語一覧

AOO: Anticipated Operational Occurrence: 運転時の異常な過渡変化
ARDP: Advance Reactor Demonstration Projects: DOEの革新炉実証プロジェクト
BDBA: Beyond Design Basis Accident: 設計基準を超える事故
BEPU: Best-Estimate Plus Uncertainty: 統計的安全評価
10 CFR: NRC Regulations Title 10, Code of Federal Regulations
COL: Combined License: 建設運転一括許可
DBA: Design Basis Accident: 設計基準事故
DEC: Design Extension Condition: 設計拡張状態
DC: Design Certification: 設計認証
DOE: Department of Energy: 米国エネルギー省
ESP: Early Site Permission: 早期サイト許可
GX: Green Transformation: グリーントランスフォーメーション
IAEA: International Atomic Energy Agency: 国際原子力機関
L(E)RF: Large (Early) Release Frequency: (早期)大規模放出
LMP: Licensing Modernization Program: 許認可近代化プログラム
LOCA: Loss-of-coolant Accident: 原子炉冷却材喪失事故
NEI: Nuclear Energy Institute
NEIMA: Nuclear Energy Innovation and Modernization Act:原子力エネルギー革新と近代化法
NEXIP: Nuclear Energy x Innovation Program
NRC: Nuclear Regulatory Commission: 米国原子力規制委員会
PE: Practical Elimination, Practical Eliminated: （放射性物質の大規模放出となる事故の）実質的な排除
RIA: Reactivity Insertion Accident: 反応度投入事故
PRA: Probabilistic Risk Assessment: 確率論的リスク評価
UPZ: Urgent Protective Action Zone 緊急時防護措置を準備する区域
WENRA: Western European Nuclear Regulators' Association
2023

27

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