日本原子力学会 2022年秋の大会 企画セッション

炉心燃料の安全高度化に向けた原子力学会での体系的活動について―炉心燃料分科会活動報告―
Advanced safety of nuclear fuels and cores- Systematic approach at the fuel and core subcommittee –（3）炉心燃料の安全設計に関する技術レポート(3) Technical report for design safety of fuel and core福田 龍，三菱重工業，
2022.9.8© Mitsubishi
Heavy Industries,
Ltd. All INDUSTRIES,
Rights Reserved. LTD. All Rights Reserved.
© 2018 MITSUBISHI
HEAVY

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1. 炉心燃料の安全設計に関する技術レポートの作成の経緯
ｰｰｰ きっかけ --・ 2011年3月の東北地方太平洋沖地震による福島第一原子力発電所事故の発生前：
・LUA（小数体先行照射燃料）の標準策定において、（小数体の前提以前に）燃料に対する体系的な安全要求の整備が不十分な状況であることが認識。
・2011年3月の東北地方太平洋沖地震による福島第一原子力発電所事故の発生後：・DBAまでの運転状態においても、燃料・炉心の体系的な安全要求の整備の必要性がより強固となった。（炉心燃料分科会）
・炉心燃料に係る基本的要求指針、具体的要求指針、手引・技術規定等といった階層構造を技術ベースで体系的に整理する抜本的な安全への取り組みが開始。
・体系的な整理を目的として、 技術レポート「発電用軽水型原子炉施設の炉心及び燃料の安全設計に関する報告書（AESJ-SC-TR009-1）」を・2012年度から具体的な検討開始
・2015年10月に初刊発刊
・2022年3月に最初の改訂版発刊

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1. 炉心燃料の安全設計に関する技術レポートの作成の経緯
ｰｰｰ

技術レポート策定開始時の狙い ---・階層的かつ網羅的な安全要求事項の展開
・燃料棒の閉じ込め機能にとどまらず、以下の機能まで拡張して展開；
・燃料棒の冷却形状維持に果たすべき機能
・集合体・チャンネルボックスの安全機能（冷却材、制御棒の経路確保）
・従来の国内安全審査における・添付八 安全設計（燃料健全性）、・添付十 安全評価（燃料の許容設計限界、燃料・炉心の安全性）との（ともすれば陥りがちな）固定解釈から離れ、おおもととなる「遵守すべき安全機能」からの展開との考えで、横ぐしで検討⇒

Damage/Failure/Coolability の大分類で要求事項を体系化。主に以下も参考；
・米国：NRC Standard Review Plan Sec.4.2 Fuel Design Systems
・欧州：IAEA Nuclear Fuel Safety Criteria Technical Review
・性能規定までを規制サイド、仕様規定への具体化を申請者側、との境界線を意識せずにレベル２：安全機能要求→レベル３：性能水準要求→レベル４：容認すべき実施方法の展開を縦ぐしの階層的検討によって整理。
⇒ IAEA SSR-2/1参考・旧原子力安全委員会での「安全設計指針」、「安全評価指針」、「個別の指針、内規、報告書類」を広く、等しい深さまで深堀りした燃料・炉心の安全要求等を構築。

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2. 技術レポートの特徴

2-1. 体系的階層的な安全要求事項の展開
IAEA SSR2/1 参照

レベル１
安全目的

【レベル２機能要求本文】【付録】

３．安全確保のための燃料への要求事項の展開と整理

展開表１
レベル３
性能水準要求3.1. 機能要求レベルでの燃料への安全要求事項

3.2.

性能水準要求レベルでの燃料への安全要求事項

3.2.1 過去の検討と現状

展開表2
性能規定

3.2.2 燃料に対する機能要求から具体的な評価項目への展開

付録A：燃料の運転状態ごとの挙動

3.2.3 運転状態との対応付けを考慮した展開
3.2.4 評価項目への展開において留意した事項

展開表3

４．燃料の安全機能の仕様規定のための検討
4.1. 仕様規定へ展開していくために重要な事項

レベル４
仕様規定
容認可能な実施方法

4.2. 具体的な判断基準値の設定のための検討
4.3. 評価すべき事象の検討
4.4. 評価方法の体系の整理

付録B：具体的な判断基準値設定に必要な標準的要件
付録C：安全解析における解析コードの概要⇒ 第２分冊 核設計手法⇒ 第３分冊 熱水力設計手法
５．海外基準類､国内外の新知見などを踏まえた相違点の洗出し及び分析
5.1. 海外基準類などと国内ﾌﾟﾗｸﾃｨｽとの相違点の洗出し及び分析
5.2. 相違点の考察及び対応の方向付け（ＰＷＲ）
5.3. 相違点の考察及び対応の方向付け（ＢＷＲ）

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2-1. 体系的階層的な安全要求事項の展開：展開表１
基本的な要求事項(FSF)

止める機能（制御棒挿入経路の確保）

燃料棒
燃料に関わる機能要求

冷やす機能
閉込め機能
（炉心冷却可能な形状の確保）
・冷却材の流路面積の大幅な減少に ・燃料被覆管に貫通性の損傷が生至るような燃料棒の過大な変形がじないこと
生じないこと
例：LOCA中高温膨れ・被覆管と端栓の溶接部に貫通性→PCT/ECRの損傷が生じないこと
・冷却材の流路面積の大幅な減少に至るようなペレットの放出を伴う燃料棒の損傷が生じないこと
例：PCT/ECR基準、FFRD影響

燃料集合体

・制御棒の挿入経路が失われるような損傷や変形が生じないこと
・制御棒の挿入を妨げるような過大な抗力が生じないこと・燃料棒の損傷に伴う衝撃力によって冷却材の流路を構成する燃料以外の機器に損傷が生じないこと
例：RIA基準・燃料集合体による燃料棒の保持が著しく失われ，燃料棒間の冷却材の流路面積の大幅な減少が生じな
いこと・燃料集合体の構成部材内の冷却材の流路面積の大幅な減少が生じな
いこと5

2-1. 体系的階層的な安全要求事項の展開：展開表２
レベル２：安全機能要求

レベル３： 性能規定

評価項目

機能要求（レベル2）

性能水準要求（レベル3）
機能要求の展開
評価項目
長時間の照射による外向き 被覆管膨れ量又は内圧冷却材の流路面積の大幅な減少に 燃料被覆管の過大な膨れ のクリープ変形が過大とならない。
至るような燃料棒の過大な変形が が生じないこと
生じないこと過渡時の内圧増加や被覆管 被覆管膨れ量
温度上昇に伴う被覆管の外径増加が過大とならない。
燃料棒曲がり量
燃料棒曲がりが過大にならないこと。燃料棒曲がりが大量に生じないこと
冷却材の流路面積の大幅な減少に 燃料被覆管、端栓溶接部 被覆管の高温酸化後の著し 被覆管温度（PCT）至るようなペレットの放出を伴う の分断等による燃料片， い脆化を防止し、急冷時の 化学量論的酸化量（ECR）分断を防止する。
燃料棒の損傷が生じないこと
燃料ペレットなどの冷却材流路への大量の放出が生じないこと
機械的外力による過大な変 被覆管応力又は歪形による被覆管の分断を防止する。
被覆管の溶融を防止し、溶 被覆管温度融による分断を防止する。
端栓溶接部での破断を防止 溶接部健全性する。
原子炉容器や炉心支持構冷却材の流路を構成する機器の健 造物等の健全性を損なう
全性を脅かすような損傷が生じな ような過大な衝撃力を伴う燃料の破損又は破裂がいこと生じないこと

燃料エンタルピ及び機械的エネルギへの換算係数62-1. 体系的階層的な安全要求事項の展開：展開表３次
ペ｜ジへ7

2-1. 体系的階層的な安全要求事項の展開：展開表３

評価項目(ﾚﾍﾞﾙ３)からさらに「具体的判断基準値（ﾚﾍﾞﾙ４）設定の考え方、現状の値」､「他の項目との関係」まで踏み込
んで検討した結果を掲載
レベル３
レベル４
具体的な考え方

評価項目

被覆管最高温度(PCT)(運転状態ごとの炉内の環境及び燃料挙動を記載した付録Aも参考となる)(判断基準設定の要件(条件，考慮する事項，方法)については，付録Bに別途記載)

LOCA発生時に炉心の露出に伴い高温〔現行の判断基準値〕
被覆管最高温度(PCT)：1200℃
化学量論的酸化量(ECR)：15％

蒸気による酸化反応が進み，脆化した被覆管が，ECCSの注入による再冠水時の急冷時に生じる熱衝撃(引張)荷重

被覆管高温酸化量(ECR)

判断基準値と求め方(試験/解析/その他)に対して破断しないこと。

〔基準値の求め方〕
試験による確認(クエンチ試験)〔評価値の求め方〕
解析によって求める

他の評価項目*との関係(*判断基準値，評価値)

海外との相違点，国内外新知見など(SRP，Nuclear Fuel Safety Criteriaなど)

PCT/ECRの基準値の設定において，腐食減肉量及び水素吸収量の影響を考慮する。

国内ではECRの算出にB-J式を用いている。一方，海外ではより現実的なCP式を用いている。また、リング圧縮試験から延性とECRの相関を評価する事例もある。
NRC情報及びHaldenからの追加情報として次の3点がある。
・膨れ，リロケーション及び破裂時ディスパ－サル
・温度評価にはCRUD及び酸化膜の考慮
・ペレット熱伝導率の燃焼に伴う低下
NRCのLOCA基準改訂の動き：水素吸収量依存の判断基準値，ブレイクアウェイ酸化の有無の確認，被覆管温度の持続時間からの検討などが行われている。
漏えい燃料がLOCA時に破断した場合の炉心冷却阻害影響が近年の国内規制対応で論点となった。またOECD/NEA CSNIのWGFSでも世界各国の安全影響への考え方，現状について情報整理などが開始されている。

LOCA後の長期冷却性維持

LOCA発生後，ECCSによる炉心への注

ECCS性能評価指針の解説1では，次の水によって被覆管温度は判断基準値に記載がされている。

至ることなく炉心が再冠水を達成した“炉心が冠水しているか，又は少なくのち，格納容器底部のサンプ水を利用とも炉心の出力密度の高い部分が冠水した再循環モードでの炉心への注水にし，それ以外の部分の冷却も十分であ切り替わった後の長期の炉心冷却におるような状態が維持できることを示せいても，炉心が再度露出しない水位をば満足されたと見なす。”

保った状態で崩壊熱を除去することができること。

米国審査，OECD/NEAのNuclear Fuel Safety Criteria Technical
Reviewなどでは次の要求及び問題提起がなされている。これらはいずれもLOCA後の長期冷却性に関連する。
・LOCA再循環時の原子炉容器内でのほう酸析出。(米国では審査事項である。国内でも至近の審査で説明を要求される傾向にある。)
・LOCA後の燃料耐震評価。(国内もかつてのJEAG4601耐震設計技術指針には将来の検討事項として明記されていた。)
・再循環冷却時に、LOCA時の配管保冷材などから生じた異物がサンプストレ－ナのスクリーン又は燃料集合体に閉塞した場合の長期冷却性への影響。

評価項目ごとに国内外の関連知見（知見の調査・収集の結果）を記載。これを分析して課題へ展開

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2-2. 国内外の新知見・運転経験等の収集・分析と国内への安全性向上への反映

展開表３の右端にて評価項目ごとに記載された国内外知見の分類・分析 ⇒ 以下の課題を抽出
大分類
具体項目
燃料棒内圧(通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時の基準の多様な考え方，事故時の内圧支配での高温膨れ破損によるDNB伝播の評価)
被覆管の閉込め機能のうち PCMI1%歪基準の適用性(全歪／塑性歪)
遅れ水素化割れ(DHC)
機械的破損に関わる要求(閉込め機能)

LOCA時又はLOCA後のSCC PCI評価の具体化・定量化の動き
燃料の内圧，腐食，中心溶融防止に対する基準類の明確化
歪以外の機械的破損に着目した多様な閉込め機能評価(含む被ばく評価)
RIE PCMI破損エンタルピの指標
新ECCS基準
LOCA再循環冷却時の原子炉容器内のほう酸析出(PWR)

冷却性に関わる要求

LOCAデブリの炉内での閉塞の可能性及び崩壊熱除去への影響評価(冷やす機能)LOCA後の地震に対する燃料棒の冷やす機能の評価

BWR

PWR

FFRD （Fuel Fragmentation Relocation Dispersals）

漏えい燃料に対する事故時（含LOCA）の安全性の考え方
燃料集合体の安全機能評価 地震とLOCAの重畳評価の条件に関わる要求
LOCA時のグリッド変形による集合体機能及び安全解析への影響(PWR)(止める機能,冷やす機能)照射に伴う特性変化を考慮した燃料集合体の安全機能への影響
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2-3. その他の主要な記載事項【レベル3（性能水準要求）】【レベル4（仕様規定）の内容】

評価項目（展開表-2の右端の欄）

制限値及び判断基準値類の設定

評価値【技術レポートでの取り組み内容】

評価項目ごとに，判断基準値類を設定するための標準的な要件を整備する。（4.2節）

評価すべき事象評価項目に対して，適切な評価事象の選定を行う。現状の評価事象及び評価事象カテゴリとは切り離して，機能を喪失する損傷モードからの展開をあらためて行う。
（4.3節）

評価方法（解析コード及びモデルなど）

評価項目ごとに，現状の評価方法を整理する。この中で，特に，複数の解析に間のやりとりを含む複雑な解析について，全体の体系とインターフェイスとなる受渡しデータを整理する。（4.4節）

レベル3（性能規定）から仕様規定へ展開していくための必要な検討として、評価すべき事象の炉内の物理現象からの展開、評価方法についての体系的整理を掲載している。
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3. 技術レポートの初回改定：骨子
【レベル１
安全目的

本文 】

【
【 設 計レベル２
機能要求付 録 （新規）】】【運用への展開】

３．安全確保のための燃料への要求事項の展開と整理
3.1. 機能要求レベルでの燃料への安全要求事項
3.2. 性能水準要求レベルでの燃料への安全要求事項

レベル３
性能水準要求3.2.1 過去の検討と現状・漏えい燃料の特徴

3.2.3 運転状態との対応付けを考慮した展開

・安全設計・評価への影響

3.2.4 評価項目への展開において留意した事項
3.2.4.5 漏えい燃料棒に対する安全影響評価における考慮事項

４．燃料の安全機能の仕様規定のための検討

レベル４
仕様規定
容認可能な実施方法

考慮すべき事項と影響について

3.2.2 燃料に対する機能要求から具体的な評価項目への展開⇒ 燃料棒の閉じこめ機能を地震時への追加要求

性能規定

付録Ｅ：漏えい燃料が存在する炉心における安全評価における・現行基準/基準値の適用性・基準(値)が適用できない場合(2次水素化

炉水放射能濃度監視
PST運転（BWR）による極端な脆化)の運用による対応

付録Ｆ：過渡変化を経験した燃料の再使用に対する要求事項

4.1. 仕様規定へ展開していくために重要な事項

・基本的な要求事項

4.2. 具体的な判断基準値の設定のための検討

・対象となる運転状態

4.3. 評価すべき事象の検討

・要求事項への対応で考慮事項

4.4. 評価方法の体系の整理

・解析評価による対応
・運転管理による対応

炉水放射能濃度監視
炉内の環境監視
燃料の検査

５．海外基準類､国内外の新知見などを踏まえた相違点の洗出し及び分析
5.1. 海外基準類などと国内ﾌﾟﾗｸﾃｨｽとの相違点の洗出し及び分析
5.2. 相違点の考察及び対応の方向付け（ＰＷＲ）
5.3. 相違点の考察及び対応の方向付け（ＢＷＲ）

付録Ｄ：初刊以降の追加情報の収集・分析
海外基準類，国内外の知見,審査トピックス
等の追加情報の収集と分析結果

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３．技術レポートの初回改定の骨子■

安全要求事項として地震時の燃料棒の閉じ込め機能の要求を追加（国内審査トピックス反映）■

追加知見で国内外の進捗事項の収集と分析により、国内現状との相違点の一覧表に反映■ 付録の充実：漏えい燃料を含む炉心の安全性、異常な過渡変化・事故（一部）経験後の再利用の基本的要件、等■ 設計のみでなく運転中の管理・監視等による安全確認の視点も合わせた総合的・合理的な安全確保のあり方の検討
安全機能
閉込め機能

対象

燃料に要求される基本的な安全機能燃料棒

・燃料被覆管に貫通性の損傷が生じないこと
・被覆管及び端栓溶接部に貫通性の損傷が生じないこと(含,通常の地震)

通常運転時

運転時の異常な過渡変化時

事故時

○

○

––*1

・歪基準多様化(多軸､水素依存)・現歪基準値適用性

冷やす機能

燃料棒

燃料集合体

・冷却材の流路面積の大幅な減少に至るような燃料棒の過大な変形が生じないこと
・冷却材の流路面積の大幅な減少に至るようなペレットの放出を伴う燃料棒の損傷が生じないこと・冷却材の流路を構成する燃料以外の機器に健全性を喪失するような損傷が生じないこと
・燃料棒の保持が失われないこと
・冷却材の流路面積の大幅な減少又は閉塞となるような変形が生じないこと○○

・RIE破損しきい値(水素依存)○

地震時(基準地震動Ss)○【今回追加】○

・新ECCS基準(水素依存)
・新RIA基準
・FFRDと炉心冷却性・漏えい燃料の安全性

○

○

○

○

・LOCAデブリ炉内閉塞
・LOCA後燃料耐震止める機能

燃料集合体

・制御棒の挿入経路が失われるような損傷及び変形が生じないこと
・制御棒の挿入を妨げるような抗力が生じないこと○○○○*1 事故時の被ばく評価のための破損本数の算出は必要。

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３．技術レポート初回改定：国内外知見収集から抽出された課題一覧
大分類
具体項目
燃料棒内圧(通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時の基準の多様な考え方，事故時の内圧支配での高温膨れ破損によるDNB伝播の評価)
被覆管の閉込め機能のうち PCMI1%歪基準の適用性(全歪／塑性歪)
遅れ水素化割れ(DHC)
機械的破損に関わる要求(閉込め機能)

LOCA時又はLOCA後の冷却性に関わる要求(冷やす機能)

SCC PCI評価の具体化・定量化の動き
燃料の内圧，腐食，中心溶融防止に対する基準類の明確化
歪以外の機械的破損に着目した多様な閉込め機能評価(含む被ばく評価)
RIE PCMI破損エンタルピの指標
新ECCS基準
LOCA再循環冷却時の原子炉容器内のほう酸析出(PWR)
LOCAデブリの炉内での閉塞の可能性及び崩壊熱除去への影響評価
LOCA後の地震に対する燃料棒の冷やす機能の評価
FFRD
漏えい燃料に対する事故時（含LOCA）の安全性の考え方

燃料集合体の安全機能評価 地震とLOCAの重畳評価の条件に関わる要求
LOCA時のグリッド変形による集合体機能及び安全解析への影響(PWR)(止める機能,冷やす機能)照射に伴う特性変化を考慮した燃料集合体の安全機能への影響
・新規な課題となる項目はなく、初刊からの進捗（国内外）を反映。
・機械的破損評価手法、FFRDの解明、に関する多角的アプローチを具体的に低減13

3. 技術レポート

初回改定

FFRDの多角的な解決への提言

Dispersal発生の限界条件(燃焼度等)に集中した検討から実機でのDispersal有無評価、燃料設計改良、Dispersal後の冷却性等多角的検討へ
燃焼の進んだ燃料のLOCA時の高温膨れ破裂に伴うディスパーサルに対して炉心の長期の冷却性を評価する方策

評価の方法
高燃焼度燃料は破裂しない，又は破裂しにくい試験

具体的方策
注記等
照射の進んだ燃料を用いたLOCA模擬高温膨れ破裂試験で， 国際プロジェクトSCIPでは，専らこ破裂及びそれに伴うディスパーサルが生じる条件を把握する。の観点から知見が拡充されている。

（少数）こと。

解析

運用
燃料設計
被覆管が破裂しても，ディスパーサルが生じない，又は生じにくいこと。

試験

被覆管が破裂し，その後ディスパーサルが生じても炉心冷却性を阻害しないこと。

試験
解析

高燃焼燃料は内部でペレットの微細化は生じやすいが，一方，国内の新規制基準適合性審査の場で，運転時の出力及び事故後の崩壊熱が比較的低く，被覆管温度 BWRではLOCA時の燃料被覆管の破の上昇が抑制される方向なので，ディスパーサル以前に，被 裂は高燃焼条件でも生じにくいことが覆管の破裂が抑制されることを，実機でのLOCA解析により 説明されている。
確認する。
――――――――――
取替炉心の燃料装荷パターンの考慮で破裂の回避軽減を図る。
――――――――――
膨れにくい、破裂しにくい燃料の開発及び実用化
バンドル体系では，燃料棒の膨れによる隣接燃料棒との干渉効果で破裂してもディスパーサルが生じにくくなる効果を試験で確認する。
同じ集合体内でも，隣接する燃料棒が同じ軸方向位置で破裂する保証はないため，１本のみで膨れ破裂が生じた場合の隣接燃料棒との干渉効果を確認する。
被覆管の破裂に伴うディスパーサル及びそれによる燃料バンドル間（含むグリッド部）でのペレット片等の蓄積が生じても，少量であれば，炉心冷却が可能な形状の喪失とはならな
いこと，及びペレット片等の蓄積部付近の冷却（ディスパーサル片の冷却及び近傍の被覆管の冷却）が問題とならないことを，試験及び解析で確認する。

過去，複数の照射燃料棒サンプルを用いたLOCA模擬試験は国際プロジェク
トでの計画段階で言及されたことはあるが，実現に至っていない。

冷却性維持の着眼点が多岐にわたる。
計画も含め，具体的な試験の例は現時点では確認されていない。

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３．技術レポート初回改定：付録の充実例
安全設計・安全評価：

燃料単体機能喪失⇒炉心としての機能維持の評価の考え方

漏えい燃料の特徴と設計・評価における要考慮・留意事項

漏えい燃料の特徴：
・貫通口の存在・PCｷﾞｬｯﾌﾟ熱伝達性変化（水蒸気含有による低下）
・燃料棒内への浸水(低出力時)
・ﾍﾟﾚｯﾄの酸化・熱伝導率影響
・LOCA時被覆管外面＋内面酸化・LOCA時の膨れ破裂 未発生

安全設計/評価への影響/留意事項：
・機械的負荷付与時の破損への影響
・初期ペレット温度/保有熱量増加
・過渡時の熱伝達率低下による温度応答
・RIE等の急激な温度上昇時の浸水膨張
・ペレット熱伝導率の低下
・LOCA時の高温酸化量及び脆化の増加
・LOCA時の高温膨れや破裂に伴うFFRD
等の冷却形状阻害の懸念への対応は・被覆管内面２次水素化・脆化

・強度低下

現行の判断基準（値）の適用性
・閉じ込め機能：・漏えい燃料の貫通部拡大防止・周辺燃料棒への機能維持影響
・冷却形状維持機能：
・燃料棒の破断・分断防止（過度の高温脆化、溶融等）
・過大な圧力波の発生防止運用による安全性の確保
背景：初刊以降の進捗・漏えい燃料の発生後の監視による少数本維持【JEAC4213-2016】
・IECD/NEA WGFS
漏えい燃料タスク検討での各国の見解
ﾀｽｸの成果レポート
漏えい燃料の発生後の監視による少数本維持【JEAC4213-2016】

２次水素化による極端な脆化では事故時に生じる大きな熱衝撃に対する冷却形状維持を担保する基準の適用の見通しが困難。

PST（BWRのみ）
・漏えい燃料の特定・出力抑制（例：PWR大LOCA時のクエンチ荷重）

漏えい燃料の過渡・事故時の安全評価への影響（PWR,BWR）
・異常な過渡変化時の評価への影響
・事故時の評価（炉心冷却性）への影響
・LOCA、RIA、その他の事象への影響
・二次水素化による極端な被覆管脆化が生じた場合の影響・運用による炉心冷却性の維持
・事故時の被ばく評価への影響⇒

極端な2次水素化脆化まで考慮すると設計評価に加え運転中監視による少数本相当の管理が重要。
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４．技術レポートの今後の改定の内容
今後も基本的に5年ごとに更新を行っていくが、■定期的更新：国内外の追加知見の収集と分析、国内での取り組み・進捗→■

国内における安全性の向上への取り組みの進捗の提示
対象の拡大：
・安全要求事項の階層・網羅的展開、国内外知見
これまで：
炉内のDBAに限定⇒

次回以降：（炉心損傷に至る前の）BDBA
使用済み燃料ピットにおける挙動と要求事項

・その他：解析手法／モデル等：BEPU安全解析手法の取り込み
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5. 技術レポートの広範な活用
・世界的な知見の収集・分析の継続による不断の安全性向上への取り組み
国内外とのギャップ分析や追加知見の収集によって抽出された個別の課題については、産業界、研究機関及び規制側との共通の認識となることで、解決にむけて合理的な安全性向上への対応を進めていくことが期待できる。また産業界では限られた資金の効果的・重点的な投資対象の共有として活用している。

・安全性向上等の改良燃料の開発における階層的安全要求の適用・活用
ATFに代表される新設計燃料の開発において網羅的な安全要求事項と照合させながら性能改良と安全確保を両立させた開発が着実に遂行できる。
大きな設計変更では、新設計の特徴に応じた新たに具体的な評価項目がないか確認が必
要で本レポートでの安全機能要求レベル（レベ ル２）から性能要求（レベル３）への展開の検討が参考となる。

・燃料安全に関わる技術の伝承体系化された燃料安全要求事項と都度更新される国内外知見の整理は、燃料の安全設計と安全評価に係る関係者において、貴重な技術伝承の礎となるものと考えられる。
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