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Status of RIA and LOCA criteria in Japan

日本におけるRIA及びLOCA基準の状況

天谷 政樹  

Amaya, Masaki

発電用原子炉施設の安全性を評価するための設計基準事故として、反応度事故(RIA)及び冷却材喪失事故(LOCA)がある。日本において、これらの事故における燃料の破損及び破断の発生を判断するための基準が改訂されてから長期間が経過し、この間に、種々の新材料を使用した改良型燃料の開発や事故時燃料挙動に係る新しいデータ及び技術的知見の蓄積が進んだことから、これらを反映すべく基準の見直しが考えられている。本発表では、RIA時のペレット被覆管相互作用(PCMI)破損及びLOCA時の燃料破断に係る現在の規制基準の概要について示すと共に、改訂後に蓄積されたデータ及び技術的知見を反映して見直した場合にどうなるか、について報告する。

no abstracts in English

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