「市松模様」米NRCのレポート 2014

F１爆発核事故で

４基の燃料プールが危機となった。

冷却水が無くなる恐れがあった。

東京が危うくなった。

F１の核燃料プールは過密だった。

米専門家が

日本は（HOTな核燃料を）

市松模様にしていないのか！

と驚いたと言う。

それから7年が経つが、

この「市松模様」の保管方法は採用されたとは聞かない。

伊方原発も「市松模様」にしたとは聞かない。

それどころか、

ドライキャスクに保管するので、

空きの出来た所に増える使用済み核燃料を入れると言うし、

さらに、

リラッキング（間隔を狭め更に詰め込む）を狙っている。

本来は

核燃料の保管は、より安全にしなけばならないのに。

原発を

稼働させたいばかりに、より安全な方法を選ばない。

コストのかかる　より安全な方法を選ばない。

でもね、

1：4より1：８の「市松模様」

311の教訓を忘れてはならない。。

以下に原文を、

翻訳はexcite 参考まで。

ML14218A493

UNITED STATES

NUCLEAR REGULATORY 　COMMISSION

OFFICE OF NEW REACTORS

OFFICE OF NUCLEAR REACTOR REGULATION

OFFICE OF NUCLEAR MATERIAL SAFETY ANDSAFEGUARDS

WASHINGTON, DC 20555-0001

November 14, 2014

NRC INFORMATION NOTICE 2014-14:

POTENTIAL SAFETY ENHANCEMENTS TO

SPENT FUEL POOL STORAGE

ADDRESSEES

All holders of an operating license orconstruction permit for a nuclear power reactor under

Title 10 of the

Code of Federal Regulations

(10 CFR) Part 50, “Domestic Licensing of

Production and Utilization Facilities,”including those that have permanently ceased operations

and have spent fuel stored in spent fuelpools (SFPs).

All holders of and applicants for a powerreactor early site permit, combined license, standard

design approval, or manufacturing licenseunder 10 CFR Part 52, “Licenses, Certifications, and

Approvals for Nuclear Power Plants.” Allapplicants for a standard design certification, including

such applicants after initial issuance of adesign certification rule.

All holders of and applicants for anindependent spent fuel storage installation license under

10 CFR Part 72, “Licensing Requirements forthe Independent Storage of Spent Nuclear Fuel,

High-Level Radioactive Waste, andReactor-Related Greater Than Class C Waste.”

操作ライセンスまたは建築のすべてのホルダーは、原子力反応炉のために下に許す

theの10にタイトルを付けなさい

米国連邦規制基準

（10 CFR）部分50、それの"国内のライセンス

生産と利用設備、恒久的に操作を止めたそれらを含む

そして、使われた燃料プール（SFPs）に蓄えられた燃料を使った。

それのすべてのホルダーおよび動力炉より早いサイトへの志願者は、標準を許す結合されたライセンス

デザイン承認、または"ライセンス10未満CFR部分52のライセンスを製造すること、証明 および

原子力発電所のための承認。」標準へのすべての志願者は証明をデザインし、含む

デザイン証明規則の初期の発行の後の、そのような志願者。

それのすべてのホルダー、および独立な使われた燃料ストレージ設備への志願者は、下にライセンスする

10 CFR 　部分72、使われた核燃料の独立なストレージのためのライセンス要件、

ハイレベルの放射性廃棄物およびクラスC浪費より大きいので、反応炉関連である。」

PURPOSE

The U.S. Nuclear Regulatory Commission(NRC) is is

suing this information notice (IN) toinform

licensees of insights associated with thestorage of spent fuel in SFPs gained through study of a

reference boiling-water reactor SFP. Theinsights discussed in this IN may help optimize

operating practices and event mitigationcapabilities to further enhance the safety of spent fuel

storage in pools. Addressees should reviewthe information for applicability to their facilities and

consider actions as appropriate. However,

suggestions contained in this IN are notNRC

requirements; therefore, no specific actionor written response is required.

米国原子力規制委員会（NRC）はであり、そうである

知らせるために、この情報注目（所）を訴える

洞察のライセンシーは、aの研究を通して得られたSFPsの使われた燃料のストレージと交際した

参照沸騰水型軽水炉SFP。このINにおいて議論された洞察は、最適化するのに役立っているかもしれない

使われた燃料の安全をさらに強化することの操作習慣とイベント緩和機能

プールのストレージ。受信者がそれらの設備に適応性のための情報をレビューするべきであるおよび

適切なので、行動を考慮しなさい。しかし、

このINに含まれている提案はNRCではない

要件；従って、具体的な行動または書かれた反応は全然必要ではない。

BACKGROUND

On March 11, 2011, the Tōhoku earthquakeand subsequent tsunami in Japan resulted in

significant damage to the FukushimaDai-ichi nuclear power station. The Fukushima Dai-ichi

SFP-structures remained intact, and thespent fuel assemblies stored in the pools remained

cool and water-covered throughout thisevent and subsequent recovery. Nevertheless,

2011年3月11日に、日本のTōhoku地震およびその後の津波は、中に結果として生じていた

福島Dai-ichi原子力発電所への重要な損害。福島Dai-ichi

SFP-構造は、とどまるプールにそのままであり続けて、使われた燃料アセンブリは貯蔵可能であった

冷却し、このイベントおよびその後の回復にわたって水カバーされなさい。それにもかかわらず、

uncertainty regarding the status of thepools during the event raised questions about the safe

storage of spent fuel and whether the NRCshould require expedited transfer of spent fuel to dry

cask storage at nuclear power plants in theU.S.

金庫についてのイベント上げられた問題の間のプールのステータスについての不確実性

使われた燃料のストレージおよびNRCが、乾燥に、使われた燃料の促進された転送を

必要とするはずであるかどうかにかかわらず米国の原子力発電所のたるストレージ

Subsequently, in the summer of 2011, theNRC staff initiated a research project, “Consequence

Study of a Beyond-Design-Basis EarthquakeAffecting the Spent Fuel Pool for a U.S. Mark I

Boiling Water Reactor,” referred to as theSFP study or the SFPS. The results of the SFPS are

published in NUREG-2161. The SFPS examined the consequences of ahypothetical SFP

accident initiated by an unlikely,beyond-design-basis seismic event. The SFPS concluded,

consistent with earlier generic NRC studies,that the reference plant’s SFP was a robust

structure that is likely to withstandsevere earthquakes without leaking. Nevertheless, the NRC

staff analyzed the pool structure todetermine the most likely location and size of leaks that

could develop as a result of such anextreme earthquake. From thatinformation, the NRC staff

determined the conditions that would resultin fuel overheating, considering both a low-density

and high-density storage configuration, andthe radiological consequences of any predicted

release of radioactive material into theenvironment. In the unlikely eventof a leak, and

subsequent emptying of the SFP, this studyshowed that (for the scenarios and SFP studied)

the spent fuel was only susceptible tooverheating and a radiological release within a few

months after it was moved from the reactorinto the SFP. If a leak developsafter those first few

months from when the fuel was moved fromthe reactor into the SFP, then the study found that

air cooling was sufficient to preventoverheating of the spent fuel (for the 72 hour time period

analyzed in the SFPS). The SFPS demonstrated that the periodin which fuel could overheat

could be further reduced by dispersing thehottest assemblies among a larger number of colder

assemblies and by the effective deploymentof equipment and strategies implemented pursuant

to the requirements of 10 CFR 50.54(hh)(2).

その後、2011の夏にNRCスタッフが研究プロジェクトを開始したこと、"結果

米国マーク私 のための使われた燃料プールに影響しているデザイン向こう基礎地震の研究

沸騰水型軽水炉、SFP研究またはSFPSを称する に 。SFPSの結果はそうである

NUREG-2161において出版される。 SFPSは仮定のSFPの結果を調査した

ありそうにない、デザイン向こう基礎地震イベントのため開始された事故。 SFPSは終えた、

参照プラントのSFPが頑強であったので、より早い一般的なNRC研究と一致している

漏らずに厳しい地震に耐えそうな構造。それにもかかわらずNRC

スタッフは、リーク that の最もありそうな位置とサイズを決定するために、プール構造を分析した

そのような極端な地震の結果として発展するかもしれない。その情報 NRCスタッフ から

決定される両方の低密度を考慮し、燃料オーバーヒートを結果として生じる条件

そして高密度ストレージコンフィギュレーション、および予測された何の放射性物質の結果でも

環境への放射性物質のリリース。リークのありそうにないイベントおよび

SFPのその後の空にこの研究によりそれは示された（調べられたシナリオとSFPのために）

使われた燃料は、少し内のオーバーヒートおよび放射性物質のリリースに影響され易かっただけである

それが反応炉からSFPに数ヶ月動かされた後に。 もしそれらの1番目の後にリークがほとんどを開発しないならば

燃料が反応炉からSFPに動かされて、そして、研究によってそれが見つかった時からの月

空気冷却は、使われた燃料のオーバーヒートを防止することについて十分であった（SFPSにおいて分析された

72時間回）（期間の間）。 SFPSはデモをした that 燃料が過熱するかもしれない期間

より大きい多く of の間の最も熱いアセンブリをより冷たく拡散させることによってさらに減らされえた

アセンブリおよび従って実施された機器と戦略の効果的な展開によって

10 CFR 50.54（hh）（2）の要件に。

The SFPS analyzed cases with and withoutsuccessful deployment of 10 CFR 50.54(hh)(2)

equipment and strategies. For the included human reliabilityanalysis, the SFPS assumed that

there was sufficient staff to deploy theSFP mitigation systems and access was not impaired by

damage to the reactor core and primarycontainment. If the earthquake haddamaged multiple

reactors and SFPs, some of theseassumptions may be invalid.

SFPSは、成功した展開によって、および10CFR 50.54（hh）（2）の展開なしでケースを分析した

機器と戦略。含まれる人の信頼性分析のために、SFPSはそれを仮定した

SFP緩和システムを使いこなすことについて十分なスタッフがいて、アクセスしなさい。過ぎて害されなかった

炉心および主要な抑制への損害。もし地震が複数を損ったならば

反応炉とSFPs、これらの仮定のうちのいくつかが無効であるかもしれない。

In response to the Fukushima Dai-ichiaccident, the NRC is currently implementing regulatory

actions to further enhance nuclear reactorand SFP safety For example, onMarch 12, 2012,

the staff issued Order EA-12-051 “Issuanceof Order To Modify Licenses with Regard to

Reliable Spent Fuel Pool Instrumentation,”which required that licensees install reliable means

of remotely monitoring wide-range SFPlevels to support effective prioritization of event

mitigation and recovery actions in theevent of a beyond-design-basis external event. Also on

March 12, 2012, the staff issued OrderEA-12-049 “Order Modifying Licenses with Regard to

Requirements for Mitigation Strategies forBeyond-Design-Basis External Events,” which

required licensees to develop, implement,and maintain guidance and strategies to maintain or

restore core cooling, containment, and SFP coolingcapabilities following a

beyond-design-basis external event. These requirements ensure additional mitigation capability

is in place (beyond that assumed in theSFPS) in the unlikely event in which degrading

conditions occur in the SFPs.

福島Dai-ichi事故に呼応して、NRCは現在規定していて実施している

例えば2012年3月12日に原子炉とSFP安全をさらに強化する行動、

スタッフは、注文の注文EA-12-051"発行を修正ライセンスにそれに関連で出した

信頼できる使った燃料プール器械使用、ライセンシーが、信頼できる方法をインストールすることを必要とした

イベントの効果的な優先度付けをサポートするために広範囲に有効なSFPレベルを離れて監視する間に

デザイン向こう基礎外部イベントの場合の緩和と回復行動。またオン

2012年3月12日、スタッフは、それに注文EA-12-049"注文修正ライセンスを関連で出した

デザイン向こう基礎外部イベントのための緩和戦略のための要件と"which

必要なライセンシー案内と戦略を開発すると実施すると維持するために維持するまたは

aに続いている中心的な冷却、抑制、およびSFP冷却機能を復元しなさい

デザイン向こう基礎外部イベント。 これらの要件は追加の緩和機能を保証する

ありそうにないイベント in which 低下 で、場所（SFPSにおいて仮定されたそれを過ぎる）である

条件はSFPsに存在する。

The NRC used insights from the SFPS toperform a regulatory analysis4of the fuel storage

practices at all U.S. operating nuclearreactors to help determine if expedited transfer of spent

fuel to dry casks was warranted. A regulatory analysis is the standardmethod for evaluating the

costs and benefits of a proposed Federalagency action. As part of its regulatory analysis, the

staff first conducted a safety goalscreening evaluation using the Commission’s safety goal

policy statement. The safety goal screening evaluation concluded that SFPaccidents are a

small contributor to the overall risks forpublic health and safety (less than one percent of the

Commission’s safety goal). Although the agency’s guidance wouldnormally allow the staff to

stop the evaluation upon determining thatthe proposed action does not provide a sufficient

safety enhancement to meet the threshold ofthe safety goal screening, the staff proceeded to

perform a cost benefit analysis to providethe Commission additional information. The staff

concluded that the expedited transfer ofspent fuel to dry cask storage would provide only a

minor or limited safety benefit (i.e., lessthan safety goal screening criteria), and that its

expected implementation costs would not bewarranted. Based on the regulatoryanalysis,

including the NRC staff’s review ofoperational experience, the NRC’s oversight history, and

other SFP studies, the NRC staffrecommended to the Commission that further regulatory action

not be pursued because the currentregulatory framework is sufficient to ensure adequate

protection of public health andsafety. The Commission approvedthis conclusion in SRM-

COMSECY-13-0030.

NRCは、規定しているanalysis4of 燃料ストレージ を実行するために、SFPSから洞察を用いた

決定するの if 促進された転送 of 使われる に役立っているすべての米国運営原子炉の習慣

たるを乾燥させる燃料は保証された。規定している分析は、theを評価する標準の方法である

提案された連邦機関行動のコストと利点。その規定している分析の部分 the として

スタッフは、最初、委員会の安全ゴールを使って安全ゴールスクリーニング評価を実施した

政策綱領。安全ゴールスクリーニング評価は終わり、SFP事故はaである

公衆衛生と安全のための全体のリスクへの小さい貢献者（委員会の安全ゴール

の1パーセント未満）。エージェンシーの案内は、普通、スタッフが、することであることを可能にするけれども、

提案された行動により十分が提供されないと決めることへの評価を止めなさい

安全ゴールスクリーニングの入り口、スタッフと会う安全向上は、することを続行した

委員会追加情報を提供するために、コスト利点分析を実行しなさい。スタッフ

終えられるたるストレージを乾燥させる使われた燃料の促進された転送によりonly aだけが提供される

少ないまたは制限された安全利点（すなわち、安全ゴールスクリーニング標準より少し）、およびそれそれ

予期されるインプリメンテーションコストは保証されない。規定している分析に基づく、

操作上の経験、NRCの監督歴史のNRCスタッフのレビューを含むおよび

他のSFP研究、NRCスタッフは、委員会 that さらに規定している行動 に勧めた

現在の規定している枠組が、適正に保証することについて十分なので追跡されてはならない

公衆衛生と安全の保護。委員会はSRM-のこの結論を承認した

COMSECY-13-0030。

DISCUSSION

The results of the SFPS and previousgeneric studies indicate that the current spent fuel

storage provides adequate protection of thepublic health and safety. Inaddition, recent

regulatory analyses have demonstrated thatthe safety benefits of further changes to SFP

operating practices would be limited,largely as a result of the low frequency of challenges that

could damage the SFP structure. However, the SFPS provided insightsinto operating practices

and mitigation capabilities that couldenhance defense-in-depth by further reducing the

likelihood of fuel assemblies overheatingin the event of substantial SFP damage.

Storing Spent Fuel in a More FavorableLoading Pattern

Spent fuel can be arranged in a dispersedpattern (e.g., 1 x 4 or a 1 x 8) that provides a more

favorable response to a loss of coolingwater. In a dispersed pattern,recently discharged (hot)

assemblies are surrounded by olderassemblies with less decay heat (cold). In some

circumstances, other patterns which do notsatisfy the definition of a dispersed pattern may be

used for a limited period of time when otherfactors prevent directly discharging the assemblies

into a dispersed pattern. See the illustration below for examplesof the 1 x 4 and 1 x 8 arrangements.

SFPSおよび前の一般的な研究の結果は、現在が燃料を使ったことを示す

ストレージは公衆衛生と安全の適正な保護を提供する。さらに、最近である

規定している分析は示した that SFPへのより一層の変化の安全利点

操作習慣は主として挑戦 that の低周波の結果として制限される

SFP構造を損うかもしれない。 しかし、SFPSは操作習慣に洞察を提供した

そして、deを強化できた緩和機能

さらに、theを減らすことによるfense-詳細

かなりのSFP損害の場合に過熱している燃料アセンブリの可能性。

貯蔵可能であることは燃料をより好意的なロードパターンに使った

使われた燃料は、より多くを提供する拡散したパターン（例えば、1x4または1x8）において配置できる

冷却水の損失に好意的な反応。拡散したパターン最近の放電（ホット）において

アセンブリは、少ない腐敗熱（冷気）によってより古いアセンブリにより取り囲まれる。いくつかにおいて

状況、拡散したパターンの定義を満たさない他のパターンはそうであるかもしれない

時間時 他の事実 の制限された期間の間使われる

orsは、アセンブリを直接放電することを防止する

拡散したパターンに。 1x4と1x8の例のために下で説明を見なさい。

An air coolable fuel assembly is one where,in the unlikely event of a loss of cooling water from

the SFP, natural circulation of aircombined with radiative and conductive heat transfer between

the fuel and the storage rack structureswill prev

ent overheating of the fuel. From a risk

perspective, a reduction in the timebetween when an assembly is added to the SFP and when

it is air coolable is advantageous.

空気coolable燃料アセンブリは、もの それからの冷却水の損失のありそうにないイベントの所 である

SFP、空気の自然な流通は、間に、放射し、伝導性の熱伝達と結合した

燃料とストレージラックは、意志前を構造化する

燃料のentオーバーヒート。 リスクから

パースペクティブ、時間アセンブリがSFPに追加される時と時 の縮小

それがcoolableな空気である 有利である。

Illustration of SFP patterns

From left to right: 1 x 4; 1 x 8

Red = a recently discharged assembly (hot);B

lue = an older, lower decay heat assembly(cold);

Black outline = repeating pattern

An air coolable fuel assembly is one where,in the unlikely event of a loss of cooling water from

the SFP, natural circulation of aircombined with radiative and conductive heat transfer between

the fuel and the storage rack structureswill prev

ent overheating of the fuel. From a risk

perspective, a reduction in the timebetween when an assembly is added to the SFP and when

it is air coolable is advantageous.

SFPパターンの説明

右への左から：1x4；1x8

赤=最近放電されたアセンブリ（ホット）；B

lue=より古く、下の腐敗熱アセンブリ（冷気）；

黒いアウトライン=反復パターン

空気coolable燃料アセンブリは、もの それからの冷却水の損失のありそうにないイベントの所 である

SFP、空気の自然な流通は、間に、放射し、伝導性の熱伝達と結合した

燃料とストレージラックは、意志前を構造化する

燃料のentオーバーヒート。 リスクから

パースペクティブ、時間アセンブリがSFPに追加される時と時 の縮小

それがcoolableな空気である 有利である。

Although variability in the SFP loadingconfigurations was not a focus of the SFPS, Section 9 of

the SFPS, “Considerations of Uncertainty,”cataloged sensitivity analyses, where the NRC staff

compared the thermal response of spent fuelstored in contiguous and 1 x 8 patterns with the

1 x 4 pattern (baseline configuration usedin the SFPS). In the unlikelyevent of a loss of cooling

water in the SFP, natural circulation ofair combined with radiative and conductive heat transfer

between the fuel and the storage rackstructures was found to reduce the likelihood of

overheating of the fuel. In the 1 x 4 pattern, fuel was found tobe air coolable for at least

72 hours for all but roughly the first 10percent of the operating cycle. When the 1 x 8 fuel

pattern was evaluated, air coolability forat least 72 hours was achieved earlier in the operating

cycle. As such, to further enhance air cooling of spent fuel,licensees may choose to configure

the SFP with a 1 x 8 loading pattern as animprovement over the standard 1 x 4 loading pattern.

If licensees choose to configure the SFP ina 1 x 8 pattern, licensees may consider integrating

the fuel movement necessary to achieve thechosen fuel configuration with necessary

operational fuel movement and implementingover multiple operating cycles to minimize overall

fuel transfers and the associatedrisk. See

IN 2014-09 for recent examples of SFPmisloading issues.

SFPロードコンフィギュレーションの変動性はSFPSのフォーカスではなかったそれのセクション9 けれども、

SFPS、「不確実性の考慮」により敏感さ分析where NRCスタッフがカタログに載せられた

比較される中に蓄えられた 隣接しているおよび使われた燃料の熱の反応 theを持つ1x8パターン

1x4パターン（ベースラインコンフィギュレーションはSFPSにおいて使った）。 冷却の損失のありそうにないイベントにおいて

SFPの水、空気の自然な流通は、放射し、伝導性の熱伝達と結合した

燃料とストレージラック構造の間では、その可能性を減らすために見つけられた

燃料のオーバーヒート。 1x4パターンにおいて、燃料は、少なくともそれのためにcoolableな空気であると気付かれた

すべてを除いて 乱暴に 操作サイクルの最初の10パーセント のための72時間。 1x8が燃料を補給する時

パターンは評価されて、最低72時間の間coolabilityを放映しなさい 操作の時により早く達成された

サイクル。そのようなもの〈使われた燃料の空気冷却をさらに強化する〉として、ライセンシーは、設定することを選ぶことができる

パターンをロードしている標準の1x4の上の改良としてパターンをロードしている1x8を持つSFP。

もしライセンシーが、1x8パターンのSFPを設定することを選ぶならば、ライセンシーは、融合することを考慮するであろう

必需品によって、選ばれた燃料コンフィギュレーションを達成するのに必要な燃料動き

操作上の燃料動き、および全体に最小化する複数の操作サイクルの上の実施

燃料転送および関連したリスク。見なさい

SFP誤ロード問題の最近の例のためのIN2014-09年。

Directly Offloading Fuel from the Core intoDispersed Patterns in the SFP

The SFPS demonstrated that storing spentfuel in a dispersed pattern in SFPs promotes air

coolability of the spent fuel in theunlikely event of a loss of water. In addition, the SFPS

showed that minimizing the time that spentfuel is stored in a less favorable pattern could further

reduce the likelihood of a release if theSFP were to completely drain. Licensees may choose

to optimize spent fuel transfer into theSFP by direct placement in a dispersed pattern to further

enhance the safety of SFPs.

直接、コアから、SFPの拡散したパターンに燃料を荷下しする

SFPSは、SFPsの拡散したパターンの貯蔵可能使われた燃料が空気を促進するのを証明した

水の損失のありそうにないイベントの使われた燃料のcoolability。 その上のSFPS

燃料を使った時間を最小化することが、それほど好意的ではないパターンに蓄えられると知らせられて、することができた

もしSFPが完全に排水することになっていたならば、リリースの可能性を減らしなさい。 ライセンシーは選ぶことができる

するために、拡散したパターンでの直接的な配置によって、SFPに、使われた燃料転送を最適化するために

SFPsの安全を強化しなさい。

The SFPS identified that these strategiescan be challenged during periods of relatively higher

SFP heat load. In some cases, the SFPS found that existing strategiesrequired by 10 CFR

50.54(hh)(2) may not be effective, eitherbecause available equipment would not provide

sufficient mitigation flow rate orradiation levels on the refueling floor would preclude access of

responders to provide cooling water to theSFP. At the time of the SFPS, theactions being

taken to comply with Order EA-12-049 werenot fully developed and thus were not considered in

the SFPS. In light of the SFPS, licensees may choose to provideadditional mitigation

capabilities through, for example,pre-deploying mitigation equipment during times of high SFP

heat load, moving connection points andoperating controls for spray nozzles to areas of lower

dose, and providing additional watersources and connection points. Some or all of these

additional mitigation capabilities mayalready be planned to comply with Order EA-12-049.

As discussed above, Order EA-12-049requires, in part, actions associated with restoring and

maintaining SFP cooling capabilityfollowing a beyond-design-basis external event. For

example, the NRC-endorsed industry guidancefor compliance with this order, NEI 12-06,

“Diverse and Flexible Coping Strategies

(FLEX) Implementation Guide” (ML12242A378),

includes a provision for connection pointsfor SFP makeup that do not require access to the

refueling floor and additional provisionsfor the reasonable protection of the associated

equipment from external events. These enhancements may provideadditional capability for

mitigating events that result in SFPdraining, beyond those required by 10 CFR 50.54(hh)(2)

and considered in the SFPS.

SFPSは識別し、これらの戦略は、期間 of の間に相対的により高く問題にされうる

SFP熱ロード。 場合によっては、SFPSは10 CFRで既存の戦略が必要であると気付いた

入手可能な機器も提供しないので、50.54（hh）（2）は効果的ではないかもしれない

燃料補給フロアの十分な緩和流量または放射能レベルは、それのアクセスを妨げる

SFPに冷却水を提供する応答者。 SFPSの時間 そうである行動 に

注文EA-12-049に従うために取られて、完全に発展するわけではなく、それから、中で考慮されるわけではなかった

SFPS。 SFPSを考慮して、ライセンシーは、追加の緩和を提供することを選ぶことができる

にの機能例えば、高いSFPの時の間の、あらかじめ使いこなしている緩和機器

熱ロード、進展接続要点、および動作することは、スプレーノズルのために下のエリアにコントロールする

一服および追加の水ソースと接続ポイントを提供する。いくつかまたはこれらのうちのすべて

追加の緩和機能は、注文EA-12-049に従うために、すでに計画できる。

上での議論のように、注文EA-12-049が、復元と関連した行動をある程度必要とする および

デザイン向こう基礎外部イベントに続いている維持SFP冷却機能。 それのために

例、この注文、NEI 12-06への服従のための、NRC-承認された産業案内、

「多様なおよび柔軟な対処戦略

（FLEX）インプリメンテーションガイド"（ML12242A378）、

theへのアクセスを必要としないSFPメイクアップのための接続ポイントへの用意を含む

結合の手頃な保護への燃料補給フロアおよび追加の用意

外部のイベントからの機器。これらの向上はそれに追加の機能を提供できる

10 CFR 50.54（hh）（2）で必要なそれらを越えてSFP排水を結果として生じる緩和イベント

そして、SFPSにおいて考慮される。

CONCLUSION

The NRC’s studies continue to show thatcurrent SFPs are effectively designed to prevent

accidents affecting the safe storage offuel. The SFPS identifiedpotential improvements that

could help licensees further manage therisk of significant radiological releases associated with

SFPs. This IN discusses insights from the SFPS regarding an unlikely,beyond-design-basis

seismic event. Storing spent fuel in more favorable loading patterns,placing fuel in dispersed

patterns immediately after core offload,and taking action to improve mitigation strategies when

the SFP heat load is high may helplicensees further reduce the risk associated with the SFP.

NRCの研究は、現在のSFPsが、防止するように効果的にデザインされることを示し続ける

燃料の安全なストレージに影響している事故。 SFPSは潜在的な改良 that を識別した

ライセンシーが、結合する重要な放射性物質リリースのリスクをさらに行うことを手助けできた

SFPs。 このINはありそうになさ、デザイン向こう基礎についてSFPSから洞察を議論する

地震のイベント。より好意的なロードの貯蔵可能使われた燃料は、拡散し、燃料を中に置くことによって合わせて形づくる

コア荷下しのすぐ後のパターンおよび緩和戦略時 を改善するために、行動を取る

SFP熱ロードは、ライセンシーが、SFPと関連したリスクをさらに減らすことを手助けできるので高い。

註）　本人の感想です。

出典：　https://www.nrc.gov/docs/ML1421/ML14218A493.pdf 2014