原子炉設置者が軽水型原子力発電所の原子炉施設保安規定に定める取替炉心の安全性を確認するため，解析方法及び安全審査の最新の知見を踏まえて，安全性向上に資するために実施すべき評価内容について規定する。
第1章 規程の目的，適用範囲
1.1 規程の目的
1.2 適用範囲
1.3 関連法規等
1.4 用語の定義
1.4.1 共通
1.4.2 BWR
1.4.3 PWR
第2章 取替炉心における安全性確認の考え方と要求
2.1 取替炉心の安全性確認
2.2 取替炉心の安全性確認手段
2.2.1 炉心パラメータの再確認による取替炉心の安全性確認
2.2.2 安全評価による取替炉心の安全性確認
2.3 炉心パラメータの再確認による取替炉心の安全性確認に対する要求事項
2.3.1 取替炉心ごとに確認する炉心パラメータ
2.3.2 炉心パラメータによる安全性確認における要求事項
第3章 取替炉心における安全性の確認方法
3.1 沸騰水型原子力発電所（BWR）の取替炉心ごとに確認する項目の確認方法
3.1.1 反応度停止余裕
3.1.2 最大線出力密度
3.1.3 最小限界出力比
3.1.4 燃料集合体最高燃焼度
3.1.5 燃料の出力履歴
3.1.6 核熱水力安定性（チャンネル水力学的安定性，炉心安定性及び領域安定性）
3.1.7 減速材ボイド係数
3.1.8 スクラム反応度曲線
3.1.9 制御棒の最大反応度価値
3.1.10 ほう酸水注入時の実効増倍率
3.2 加圧水型原子力発電所（PWR）の取替炉心ごとに確認する項目の確認方法
3.2.1 反応度停止余裕
3.2.2 最大線出力密度
3.2.3 水平方向ピーキング係数F
NXY
3.2.4 減速材温度係数
3.2.5 出力運転時ほう素濃度
3.2.6 燃料集合体最高燃焼度
3.2.7 燃料棒最高燃焼度（MOX燃料装荷炉心の場合）
3.2.8 最大反応度添加率
3.2.9 制御棒クラスタ落下時の価値及び核的エンタルピ上昇熱水路係数F
NΔH
3.2.10 制御棒クラスタ飛び出し時の価値及び熱流束熱水路係数FQ
第4章 参考文献
附属書Ａ（参考） 入力条件比較によらない取替炉心の安全性確認方法の例
附属書Ｂ（参考） 海外における取替炉心の安全性確認について
附属書Ｃ（参考） 取替炉心において確認する項目選定について（ＢＷＲ編）
附属書Ｄ（参考） 取替炉心において確認する項目選定について（ＰＷＲ編）
附属書Ｅ（参考） JEAC4211-2013以前の取替炉心の安全性確認項目について
軽水型原子力発電所の炉心は，新燃料集合体のみで構成する最初の炉心（初装荷炉心）と，初装荷炉心を運転した後の炉心であり，炉心の一部の燃料集合体を新しい燃料集合体に取替えるなど炉心の燃料配置を変更した取替炉心がある。原子炉設置者が行なう取替炉心の設計においては，軽水型原子力発電所の設置（変更）許可申請の審査において，プラント全体の寿命を通して安全性などを評価した際に設定した制限値などを満足することを確認する必要がある。
本規程は，原子炉設置者が取替炉心の安全性などを確認するため，解析方法及び安全審査の最新の知見を踏まえて，安全性向上に資するために実施すべき評価内容について，2013年に規定化したもので，現在まで，取替炉心の安全性などの確認のために，広く活用されてきた。
今回の改定では，2013年以降に新しく得られた知見の反映を行い，特にこれまで規定されていなかった取替炉心ごとに確認する炉心パラメータについても，日本原子力学会の「発電用軽水型原子炉の炉心及び燃料の安全設計に関する報告書」（平成27年10月）を参考にしつつ，検討会及び分科会で慎重に検討を行った結果を踏まえて，選定している。
また，規格の名称も「取替炉心の安全性評価規程」から「取替炉心の安全性確認規程」に変更した。これは，取替炉心の安全性確認に対して評価する手順を記載した内容に，安全性確認に対する要求事項と確認方針を追加し，安全性確認に対する全体の規程としたことによる。
本規程改定に当たり絶大なご尽力を頂いた検討会，分科会の委員各位及び事務局を始めとした関係各位に深く感謝するとともに，取替炉心の安全性などの確認において本規程が活用され，原子力発電所の安全性と信頼性の確保に寄与することを期待する。
平成30年9月
原子力規格委員会
原子燃料分科会
分科会長 山本章夫
