memorandum to: john p. segala, chief from: eric r ...contact: oesterle eric uarp/danu (301) 415-1014...

29
CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch Division of Advanced Reactors and Non-Power Production and Utilization Facilities Office of Nuclear Reactor Regulation FROM: Eric R. Oesterle, Senior Project Manager Advanced Reactor Policy Branch Division of Advanced Reactors and Non-Power Production and Utilization Facilities Office of Nuclear Reactor Regulation SUBJECT: SUMMARY OF MAY 26, 2021, PUBLIC MEETING TO DISCUSS TECHNOLOGY INCLUSIVE CONTENT OF APPLICATION PROJECT On May 26, 2021, the U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) staff held a public meeting with stakeholders, to discuss the technology inclusive content of application project (TICAP). The meeting notice is available in the NRC’s Agencywide Documents Access and Management System (ADAMS) at Accession No. ML21144A002, and the presentation slides are available at ADAMS Accession No. ML21146A088. The Enclosure 1 to this summary provides the attendees for the meeting as captured by Microsoft Teams. Meeting Highlights The meeting was in the form of a workshop. The purpose of the workshop was to discuss industry’s draft TICAP guidance document found at ADAMS Accession No. ML21106A013. Prior to the workshop the NRC staff identified a list of 23 items that were identified as topics to be discussed during this workshop and remaining TICAP workshop scheduled for May 26, 2021. The list of issues can be found at ADAMS Accession No. ML21120A057. Thirteen of the 23 items were discussed during the May 11, 2021 workshop (see meeting summary at ADAMS Accession No. ML21132A295) and seven of the 23 items were discussed during the May 19, 2021 workshop (see meeting summary at ADAMS Accession No. ML21154A290). A path forward for several of the issues discussed during workshop was identified. Enclosure 2 documents the results of the workshop in the disposition column.

Upload: others

Post on 18-Aug-2021

3 views

Category:

Documents


0 download

TRANSCRIPT

Page 1: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014

June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

Division of Advanced Reactors and Non-Power Production and Utilization Facilities

Office of Nuclear Reactor Regulation FROM: Eric R. Oesterle, Senior Project Manager Advanced Reactor Policy Branch

Division of Advanced Reactors and Non-Power Production and Utilization Facilities

Office of Nuclear Reactor Regulation SUBJECT: SUMMARY OF MAY 26, 2021, PUBLIC MEETING TO DISCUSS

TECHNOLOGY INCLUSIVE CONTENT OF APPLICATION PROJECT

On May 26, 2021, the U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) staff held a public meeting with stakeholders, to discuss the technology inclusive content of application project (TICAP). The meeting notice is available in the NRC’s Agencywide Documents Access and Management System (ADAMS) at Accession No. ML21144A002, and the presentation slides are available at ADAMS Accession No. ML21146A088. The Enclosure 1 to this summary provides the attendees for the meeting as captured by Microsoft Teams. Meeting Highlights The meeting was in the form of a workshop. The purpose of the workshop was to discuss industry’s draft TICAP guidance document found at ADAMS Accession No. ML21106A013. Prior to the workshop the NRC staff identified a list of 23 items that were identified as topics to be discussed during this workshop and remaining TICAP workshop scheduled for May 26, 2021. The list of issues can be found at ADAMS Accession No. ML21120A057. Thirteen of the 23 items were discussed during the May 11, 2021 workshop (see meeting summary at ADAMS Accession No. ML21132A295) and seven of the 23 items were discussed during the May 19, 2021 workshop (see meeting summary at ADAMS Accession No. ML21154A290). A path forward for several of the issues discussed during workshop was identified. Enclosure 2 documents the results of the workshop in the disposition column.

Page 2: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

J .Segala - 2 -

Two topical areas were identified during this workshop for further focused discussion towards resolution of the content of the TICAP guidance discussions needed for these topics:

Topic 9, “reliability and capability targets,” from the list found in Enclosure 2. This issue was originally identified as an outcome of the TICAP tabletop exercises that were held in the February through March 2021 time frame. The observations from these TICAP tabletop exercises can be found at ADAMS Accession No. ML21125A139.

The NRC staff noted that industry’s draft TICAP guidance document does not appear to be consistent with NEI 18-04, Rev 1, “Risk-Informed Performance-Based Technology Guidance for Non-Light Water Reactors,” (ADAMS Accession No. ML19241A336) in that the reliability and capability targets are not proposed to be captured in the safety analysis report (SAR). From the staff’s perspective the SAR should describe reliability targets and performance requirements used as input to the probabilistic risk assessment and for structures, systems and components that were used to develop the selection of special treatment requirements (i.e., programmatic actions used to maintain performance within the design reliability targets). The staff noted this information is important to capture in the SAR and in some cases could also be captured as part of technical specification requirements. From the industry’s perspective, there is a concern that placing such information in the SAR is unnecessary and would potentially create a burden from a change control process standpoint. The staff and industry agreed to discuss this issue further in a future focused meeting.

Topic 6 from the list found in Enclosure 2 associated with the development of principal design criteria (PDC). The staff believes the TICAP approach to establishing the RFDC as the PDC is too narrow. The staff believes the following statement is not correct “For plants that use the NEI 18-04 methodology, the PDC that flows from the LMP methodology and are needed to support the LMP-based safety case are based on the RSFs and the Required Functional Design Criteria (RFDC).” RFDCs are used to “supplement or modify” ARDCs in developing PDCs. RG 1.232 should be referenced since there are other PDCs that are not tied to RFDCs (e.g., ARDCs 1 through 4). NEI 18-04 4.1 Task 7 states: “RFDCs are defined to capture design-specific criteria that may be used to supplement or modify the applicable General Design Criteria or Advanced Reactor Design Criteria in the formulation of Principal Design Criteria.” Industry does not believe the intent of NEI 18-04 was to impose deterministic PDC on a risk-informed, performance-based process. The TICAP methodologies are trying to adapt the PDC concept to the affirmative safety case approach and equate the PDC to those associated with RSFs. In that approach, considering non-reactor sources could have associated RSFs and PDCs if high-consequence events might be associated with such inventories. Other issues associated with the LWR GDC or ARDC may be addressed by other parts of an application. The issue will be considered further by the staff and industry and discussed again at Workshop #3. Aspects for consideration include cross-cutting GDC/ARDC; areas outside the TICAP scope such as releases during normal operation (GDC 60); and implications of GDC imposing requirements beyond those that might be established by LMP (e.g., GDC 17 and single failure).

Page 3: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

J .Segala - 3 -

At the end of the workshop the staff noted the dates for the remaining workshop and the target date of early June 2021 for the NRC staff to provide a complete set of comments on the industry’s draft TICAP guidance document and industry’s target of late July for providing a revision to the document. The staff noted that the list provided in Enclosure 2 are the high-level issues associated with industry’s draft guidance document. The staff informed industry that it was also developing comments embedded within the draft document that did not rise to a level to be discussed during the workshops. The staff and industry also discussed the need for a future meeting focused on resolution of Topics 6 and 9, as discussed above, and agreed to coordinate on scheduling of this during the June 2021 timeframe. Enclosure:

1. Attendance List 2. List of Topics of Discussion for TICAP Workshops

Page 4: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

J. Segala 4

SUBJECT: SUMMARY OF MAY 26, 2021, PUBLIC MEETING TO DISCUSS TECHNOLOGY INCLUSIVE CONTENT OF APPLICATION PROJECT DATED: June 8, 2021

DISTRIBUTION: PUBLIC RidsNrrDanu Resource RidsNrrDanuUarp Resource JSegala EOesterle JSebrosky ADAMS Accession No.:ML21158A223 NRC-001

OFFICE NRR/DANU/UARP/PM NRR/DANU/UARP/BC NRR/DANU/UARP/PM NAME EOesterle JSegala EOesterle DATE 6/7/2021 6/8/2021 6/8/2021

OFFICIAL RECORD COPY

Page 5: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

Enclosure 1

May 26, 2021, Public Meeting to Discuss Technology Inclusive Content of Application Project

Attendance List*

NAME AFFILIATION NAME AFFILIATION Nathan Sanfilippo NRC/NRR/DANU Amir Afzali Southern Company Martin Stutzke NRC/NRR/DANU Jason Redd Southern Nuclear William Reckley NRC/NRR/DANU/UARP Brandon Chisholm Southern Company John Segala NRC/NRR/DANU/UARP Mike Tschiltz NEI Prosanta Chowdhury

NRC/NRR/DANU/UARP Cyril Draffin US Nuclear Industry Council

Maryam Khan NRC/NRR/DANU/UARP George Flanagan Oak Ridge National Lab Eric Oesterle NRC/NRR/DANU/UARP Ed Wallace GNBC Associates Arlon Costa NRC/NRR/DANU/UARP Steven Nesbit LMNT Consulting Juan Uribe NRC/NRR/DANU/UARP Frank Akstulewicz A to Z Reactor Consulting

Services Amy Cubbage NRC/NRR/DANU/UARP Steve Vaughn X-energy Joe Sebrosky NRC/NRR/DANU/UARP Travis

Chapman X-Energy

Nan Valliere NRC/NRR/DANU/UARP Jim Kinsey Idaho National Laboratory (INL)

Jordan Hoellman NRC/NRR/DANU/UARP Tom King INL Stephen Philpott NRC/NRR/DANU/UARP Christopher Chwasz INL Alex Chereskin NRC/NRR/DANU/UART Tom Hicks INL Margaret O’Banion NRC/NRR/DANU/UARP Ricardo Davis-Zapata GE Power Jan Mazza NRC/NRR/DANU/UARL Dennis Henneke GE Power Mallecia Sutton NRC/NRR/DANU/UARL George

Wadkins GE Power

Hanh Phan NRC/NRR/DANU/UART Archana Manoharan

Not Available (NA)

Alexandra Siwy NRC/NRR/DANU/UARL Farshid Shahrokhi NA Michelle Hayes NRC/NRR/DANU/UART Lance Sterling NA Michelle Hart NRC/NRR/DANU/UART Bill Fowler NA Timothy Lupold NRC/NRR/DANU/UART Michael Mayfield NA Ian Jung NRC/NRR/DANU/UART Alan Levin NA Chris Van Wert NRC/NRR/DANU/UART Tom Braudt NA Boyce Travis NRC/NRR/DANU/UART Karl Fleming NA Tim Drzewiecki NRC/NRR/DANU/UART Jana Bergman NA Carolyn Lauron NRC/NRR/DNRL/NLRB Rob Burg NA Eric Bowman NRC/COMM/CS Barton Landon Pate NA Yuan Cheng NRR/NRC/DEX/EXHB Amanda Spalding NA Julie Ezell NRC/OGC Narasimha Kadambi NA Marcia Carpentier NRC/OGC Stephen Burns NA David Heeszel NRC/NRR/DEX/EXHB Parthasarathy

Chandran NA

Barbara Hayes NRC/NRR/DEX/EXHB Steven Pope NA Baindur Satyen NA Alan Jelalian NA Kamal Manoly NRC/NRR/DEX Jason Andrus NA Andrew Zach EPW Anthony Schoedel NA

Page 6: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

2

NAME AFFILIATION NAME AFFILIATION Caroline Cochran Oklo Rachel Turney NA Chantal Morin NA

* Attendance list based on Microsoft Teams Participant list. List does not include 5 unidentified individuals that connected via phone.

Page 7: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

Enc

losu

re 2

List

of T

opic

s of

Dis

cuss

ion

for

Tec

hnol

ogy

Incl

usiv

e C

onte

nt o

f App

licat

ion

Pro

ject

Wor

ksho

ps

Worksho

p 1 

Cell color d

enotes 

worksho

p in which issue 

was first d

iscussed 

Red font indicates 

Worksho

p #3

 upd

ates on 

topics disc

ussed in prio

r worksho

ps 

Worksho

p 2 

Worksho

p 3 

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 1 

The constructio

n pe

rmit (CP) guidance 

containe

d in th

e tw

o‐step

 Licen

sing 

section is no

t sufficiently detailed to 

ensure con

sistent im

plem

entatio

n. 

Hi 

For S

ectio

ns 1.2, 1.3, 1.4, 2.4 th

ere is no

 CP guidance.  For 

Section 2.3, simplified

 and

/or q

ualitative analyses sh

ould be 

available to su

pport reasonable assurance fin

dings 

(examples are provide

d in App

endix C of NRC

’s Con

struction 

Perm

it White Paper fo

und at ADA

MS Accession No. 

ML21043A3

39) 

  Chapter 3

 – Use of term “prelim

inary assessmen

ts.” W

hat 

does th

at m

ean?

 Sho

uld reference bo

unding

 assum

ptions 

and conservative mod

eling to accou

nt fo

r the

 uncertainty in 

final design de

tails. Sho

uld reference discussio

n of th

e major SSCs o

f the

 facility that are intend

ed to

 mitigate th

e radiological con

sequ

ences o

f a design basis

 acciden

t (DB

A). 

  For C

hapter 4, the

 staff w

ould like to

 und

erstand be

tter th

e use of te

rm “prelim

inary de

scrip

tion of th

e integrated

 plant 

performance.” 

  For C

hapter 6, guidance for first o

f a kind (FOAK

) structures, 

system

s and

 com

pone

nts (SSCs) d

oes n

ot app

ear to be

 sufficien

tly detailed to ensure consisten

t implem

entatio

n. 

  The CP

 guidance shou

ld con

sider includ

ing a de

scrip

tion of 

the research and

 develop

men

t (R&

D) plans su

pportin

g the 

desig

n. 

  The minim

um level of d

etail to supp

ort a

 CP application 

shou

ld be considered

 for d

iscussio

n.  The

 CP white paper 

provides th

oughts re

garding minim

um level of d

etail.     

  The no

n‐light water re

actor p

robabilistic

 risk assessm

ent 

(NLW

R PR

A) standard (A

SME/AN

S RA

‐S‐1‐4‐2021) con

tains 

Worksho

p #2

   Co

mmen

t 4: TICAP

 reite

rated its intention to 

take ano

ther look

 at h

ow/if TICAP

 guidance 

need

s to address 5

0.43(e) (see Issue 7 from

 Worksho

p 1). 

  Commen

t 5: TICAP

 will expand guidance on 

R&D plans. Currently th

is is in Sectio

n 2.3, but it 

could be

 expande

d to SSC

 system

 descriptio

ns 

in Chapters 6

 and

 7.  

  Commen

t 7: TICAP

 will re

vise Sectio

n 2.1.1 to 

clarify

 that th

e PR

A assumptions sh

ould be 

available for N

RC aud

it bu

t are not re

quire

d to 

be provide

d in th

e PSAR

.   TICA

P will con

sider add

ing CP

 guidance for 

Section 2.4 as well, recognizing

 that it will 

necessarily be gene

ral. 

  TICA

P will con

sider NRC

 expectatio

ns in th

e draft T

ICAP

 Guidance Do

cumen

t Reg Guide

 for 

incorporation into th

e Guidance Do

cumen

t.  

This includ

es PRA

 docum

entatio

n at th

e CP

 stage.  

  TICA

P will look

 at e

arly site permit (ESP) 

guidance in

 Reg Guide

 1.206

 for p

oten

tial 

application to CP guidance, but noted

 that th

e inhe

rent differen

ces b

etween ESPs and

 CPs m

ay 

Page 8: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

2

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n nu

merou

s sup

porting requ

iremen

ts to

 docum

ent the

 assumptions m

ade in lieu

 of d

etailed de

sign inform

ation.  

Will th

ese assumptions be iden

tified in th

e prelim

inary 

safety analysis

 repo

rt (P

SAR) or w

ill th

ey be provided

 in th

e de

tailed PR

A inform

ation (which is only available to th

e staff via an on

site audit)?  This c

ommen

t is related

 to Issue 

#8 below

.   The staff e

xpects th

at th

e TICA

P guidance docum

ent w

ill be 

used

 to su

pport n

ear‐term

 non

‐LWR CP

 app

lications.  

Discussio

ns of h

ow th

e TICA

P guidance docum

ent m

ight be 

used

 along

 with

 preapplication discussio

ns to

 aid th

e ne

ar‐

term

 review

s cou

ld be a topic of a worksho

p.  Such an

 approach cou

ld poten

tially be used

 to develop

 near‐term

 guidance with

 revised up

dated guidance being

 issued

 at a

 later d

ate.  The

 revised guidance cou

ld be based on

 lesson

s learne

d from

 the initial con

struction pe

rmit review

s. 

limit applicability. N

RC also

 noted

 the Clinch 

River E

SP as a

 possib

le re

source. 

2 Source te

rm guidance might need to be 

expand

ed. 

Med

 The source te

rm disc

ussio

n shou

ld re

quire

 the attenu

ation 

mechanism

s be de

scrib

ed. The

se are just as impo

rtant in 

limiting

 radion

uclide release as is fu

el perform

ance. 

   Source te

rms sho

uld be

 detailed for e

ach licen

sing basis

 even

t (LBE), but no confirm

atory analyses is don

e to ensure 

inclusion of all source te

rms. 

Worksho

p #1

   TICA

P to clarify in guidance that atten

uatio

n mechanism

s are to

 be de

scrib

ed. 

 

3 The guidance in se

veral areas is to

o gene

ral to en

sure con

sistent and

 adeq

uate im

plem

entatio

n, su

ch as the

 use of te

rms like “relevant 

phen

omen

a,” “initia

l ope

ratin

g cond

ition

s,” and “ide

ntify

 treatm

ents.”  

Additio

nal examples in

 this area are 

provided

 in item

s 3a through 3d

 below

  

Worksho

p #1

    TICA

P acknow

ledges th

at so

me guidance can

 be 

made more specific bu

t the

re are limita

tions on 

how sp

ecific for techn

ology inclusive guidance. 

  NRC

 to provide

 add

ition

al examples as p

art o

f written commen

ts. 

Page 9: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

3

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 3a

 The guidance sh

ould be more specific 

in sp

ecifying initial plant param

eters, 

settings of p

rotection system

 functio

ns, 

meteo

rological assum

ptions, 

uncertainty assumptions, and

 characteristics o

f fission prod

uct 

releases assum

ed in

 the LBE analysis. 

 For m

odular nuclear pow

er re

actor d

esign; describe and 

analyze the po

ssible ope

ratin

g configurations of the

 reactor 

mod

ules with

 com

mon

 system

s, interface requ

iremen

ts, 

and system

 interactions. 

TICA

P be

lieves m

ultip

le m

odules are add

ressed

 in LBE

 descriptio

ns (C

hapter 3) and

 interface 

requ

iremen

ts and

 system

 interactions are 

addressed in sy

stem

 descriptio

ns (C

hapters 6

 and 7). H

owever, TICAP

 will re

view

 the curren

t wording

 to se

e if en

hancem

ents are warranted

.  

3b 

The guidance re

garding the de

fense in 

depth (DID) con

tent sh

ould be 

expand

ed to

 add

ress th

e areas 

discussed in th

e staff’s April 2020

 anno

tated ou

tline

 in Chapter 7 (see: 

ADAM

S Accession No. M

L20107

J565) 

which were de

rived

 from

 NEI 18‐04

 

 Section 4.2 (DID) states that the

 scop

e and conten

t of the

 fin

al sa

fety analysis

 repo

rt (FSA

R) are fo

cused on

 presenting 

results, not details of th

e process. It goe

s on to sa

y that th

e topics to

 be addressed in th

e evaluatio

n of DID are fo

r backgrou

nd and

 there is no

 requ

iremen

t to address e

ach 

topic in th

e FSAR

. Why isn’t d

iscussio

n of th

e evaluatio

n topics im

portant e

nough to be placed

 in th

e FSAR

? This 

provides th

e technical basis for the

 DID ade

quacy 

determ

ination. Other se

ctions (4

.2.1, 5.4) m

ake sim

ilar 

statem

ents with

 no basis. 

  NEI 18‐04

 (Sectio

n 5.9.3) states th

at th

e adeq

uacy of D

ID is 

confirm

ed whe

n the actio

ns and

 decision

s (listed in 5.9.3) 

are completed

 by the Integrated

 Decision

‐Making Process 

(IDP). The

re is hardly any men

tion of th

e IDP in th

e TICA

P guidance, yet NEI 18‐04

 emph

asize

s it.    

  Section 5.4 (Safety‐Re

lated SSCs) states in the introd

uctio

n that in iden

tifying

 safety‐related

 SSCs, th

e SSCs not se

lected

 as sa

fety‐related

 con

stitu

te one

 elemen

t of P

lant Capability 

DID. How

ever, the

 introd

uctio

n goes on to sa

y that th

ese 

DID SSCs are not design basis

 inform

ation. W

hy aren't D

ID 

SSCs in th

e de

sign basis?  W

hat is the

 basis for e

xcluding

 the 

inform

ation used

 to se

lect th

e safety‐related

 SSCs from th

e SA

R?" 

TICA

P discussed de

sire to fo

cus S

AR con

tent on 

results ra

ther th

an process. 

  NRC

 to provide

 specific recommen

datio

ns 

whe

re add

ition

al DID con

tent is desire

d in th

e SA

R, along

 with

 the ratio

nale. 

  NRC

 provide

d additio

nal com

men

ts on DID on

 May 17, 2021.  Respo

nse to th

ose several 

commen

ts fo

llow; n

ote that th

ese issue

s were 

cross‐cutting for T

opics 3

b, 10, 12.   

Page 10: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

4

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 3.b 

Additio

nal N

RC DID Com

men

ts dated

 May 17, 2021 

 TICA

P guidance docum

ent S

ectio

n 4.2 addresses d

efen

se‐in

‐de

pth (DID). It is un

clear from th

e guidance th

at an 

adeq

uate level of d

etail w

ould be includ

ed in th

e SA

R regarding the evaluatio

n of DID. 

Gen

eral Com

men

t Respo

nse: 

‐ Multip

le com

men

ts have overlapp

ing them

es 

and conten

t. TICA

P reconciliation of th

e basic

 commen

ts re

quire

d to extract individu

al 

points fo

r inclusio

n in TICAP

 guidance 

updates.   

‐ TICA

P plans to up

date th

e DID  guidance with

 the following common

 und

erstanding: 

o

TICA

P DID conten

t will fo

cus o

n the fin

al 

results of the

 Integrated

 Review Process. 

o

Supp

ortin

g records w

ill con

tain add

ition

al 

details of the

 IDP de

liberations. 

o

DID baseline conten

t, i.e. that n

ecessary 

to se

t the

 fram

ework for future DID 

change evaluations sh

ould be provided

 in 

the SA

R. 

o

DID topic discussio

n ou

tline

d in NEI 18‐04

 will be parsed

 amon

g multip

le TICAP

 chapters, i.e, 3, 4, 5, 6, 7

 and

 8 as 

approp

riate to

 supp

ort the

 specific topic 

discussio

ns in th

ose chapters. 

‐ The revised DID guidance will also

 refle

ct th

e disposition

s associated with

 Com

men

ts 1‐7 

below. 

Page 11: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

5

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 3.b 

Additio

nal N

RC DID Com

men

ts dated

 May 17, 2021 

 Co

mmen

t 1 

Add the following to Sectio

n 4.2:  “Ba

seline Evaluatio

n of 

Defense in Dep

th 

  This section shou

ld describe the “baseline” level of d

efen

se 

in dep

th provide

d by th

e prop

osed

 facility.  This b

aseline is 

establish

ed whe

n the recurring evaluatio

n of plant 

capability and programmatic capability associated with

 de

sign and PR

A up

date cycles n

o longer iden

tifies risk

‐sig

nificant v

ulne

rabilities w

here poten

tial com

pensatory 

actio

ns can

 make a practical, significant improvem

ent to the 

LBE risk profiles o

r risk

‐significant red

uctio

ns in

 the level of 

uncertainty in characterizing

 the LBE freq

uencies a

nd 

conseq

uences. This b

aseline DID evaluatio

n and its outcome 

are to be do

cumen

ted in su

fficien

t detail to assure th

at 

future changes to

 physic

al, fun

ctional, op

erational, or 

programmatic fe

atures of the

 facility can be

 effe

ctively 

evaluated for the

ir po

tential for re

duction of DID before 

proceeding.” 

See Gen

eral Com

men

t Respo

nse above 

Page 12: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

6

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 3.b 

Additio

nal N

RC DID Com

men

ts dated

 May 17, 2021 

 Co

mmen

t 2 

Section 4.2.1 de

scrib

es SAR

 con

tent guidance for p

lant 

capability DID evaluatio

ns. Suggest th

e following changes to 

Section 4.2.1: 

  “The

 purpo

se of this sectio

n is to provide

 a descriptio

n of 

the SSCs and

 the layers of d

efen

se th

ey re

presen

t in the 

overall achievemen

t of an acceptable level of D

ID.  The 

application shou

ld describe ho

w th

e de

sign meets th

e guidelines fo

r plant capability attrib

utes provide

d in NEI 18‐

04 Table 5‐2 [“Guide

lines fo

r Establishing

 the Ad

equacy of 

Overall Plant C

apability Defen

se‐in

‐Dep

th”]. Sep

arate 

discussio

ns of p

lant capabilitie

s that a

re re

lied up

on to

 meet 

these plant capability attrib

utes sh

ould be provided

 in th

is section. For example, describe ho

w th

e de

sign minim

izes 

the freq

uency of challenges to

 safety‐related

 SSCs including

 controlling

 abn

ormal ope

ratio

n, detectin

g failures a

nd 

preven

ting de

sign basis

 acciden

ts.” 

Respon

se 2.1‐ See

 Gen

eral Com

men

t Respo

nse 

above. 

  Respon

se 2.2 – re

 “minim

izatio

n” 

The parties a

greed that m

inim

izatio

n was not 

the ob

jective.   

  TICA

P agreed

 to re

view

 the “chain of e

vide

nce” 

requ

ired across th

e chapters to

 make sure th

e DID Attributes in NEI 18‐04

 are captured in th

e vario

us guidance sections.  

Page 13: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

7

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 3.b 

Additio

nal N

RC DID Com

men

ts dated

 May 17, 2021 

 Co

mmen

t 3 

Mod

ify TICAP

 text in

 Sectio

n 4.2.1.2 as fo

llows:  

  “This sectio

n shou

ld describe ho

w th

e de

sign addresses 

each qualitative guideline in NEI 18‐04

 Table 5‐2 fo

r each 

LBE and de

scrib

e any de

partures from

 the stated

 criteria.  

The applicant sho

uld provide a summary iden

tification of 

the layers of d

efen

se fo

r each risk‐sig

nificant LBE

 and

 de

scrib

e the extent of ind

epen

dence be

tween diffe

rent LBE

 layers of d

efen

se.  The applicant sho

uld de

scrib

e for e

ach 

risk‐sig

nificant LBE

 how

 the de

sign do

es not have an

 over 

reliance on

 a single design feature, barrie

r, or ope

ratio

nal 

feature relied up

on to

 meet q

uantita

tive ob

jectives. The

 crite

ria used to decide whe

ther or n

ot an over re

liance 

exists sho

uld be

 provide

d. The

 app

lication shou

ld describe 

how th

e process ide

ntifies th

e po

tential for com

mon

 cause 

failures a

nd how

 those vulnerabilitie

s were elim

inated

. De

scrib

e ho

w th

e de

sign provides an approp

riate balance 

betw

een even

t prevention and mitigatio

n in th

e layers of 

defense for risk

‐significant LBE

s. The

 criteria used to decide 

whe

ther or n

ot th

ere is an

 app

ropriate balance between 

preven

tion and mitigatio

n shou

ld be provided

.” 

Respon

se 3.1‐ See

 Gen

eral Com

men

t Respo

nse 

above. 

  Respon

se 3.2 – TICAP

 clarified that “sin

gle 

feature” evaluation wou

ld be summarize

d in 

Chapter 4

.  TICA

P also emph

asize

d that th

e SA

R conten

t for DID ade

quacy focused on

 results 

and shou

ld not have to docum

ent n

egative 

findings o

f the

 review

 that had

 no im

pact on 

the de

sign or ope

ratio

nal program

s.  Such 

“negative fin

dings” sh

ould be available in 

supp

ortin

g records o

f the

 IDP.   

  Respon

se 3.3 – TICAP

 clarified its position

 on 

the term

 “ over‐reliance” as u

sed in th

e TICA

P guidance and

 NEI 18‐04

 and

 the adeq

uacy of 

NEI 18‐04

 to deal w

ith th

is qu

alita

tive ob

jective.  

  Respon

se 3.4 – TICAP

 iden

tified the PR

A standard and

 resulting

 records a

s the

 source of 

inform

ation for “common

 cause” evaluatio

ns.  

The ne

cessary conten

t is p

art o

f the

 Plant 

Capability evaluatio

n of LBE

s.  

  Respon

se 3.5 – TICAP

 clarified that its a

pproach 

to prevention‐mitigatio

n balance is containe

d in 

the exam

ination of layers of d

efen

se.  The ne

ed 

for a

ddition

al guidance on

 layers of d

efen

se in

 Ch

apter 3

 and

 4 will be review

ed.  

Page 14: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

8

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 3.b 

Additio

nal N

RC DID Com

men

ts dated

 May 17, 2021 

 Co

mmen

t 4 

Add ne

w te

xt to

 section 4.2.1.2 as fo

llows:  

  “For SSCs that p

erform

 prevention and mitigatio

n functio

ns 

for risk

‐significant LBE

s, describe the set o

f req

uiremen

ts 

related to th

e pe

rformance, reliability, and

 availability of 

the SSC functio

ns th

at are re

lied up

on to

 ensure the 

accomplish

men

t of the

ir tasks, as d

efined

 by the PR

A or 

determ

inistic analysis. This sectio

n shou

ld also

 describe the 

capability of th

ose SSCs re

lied up

on fo

r DID. This sho

uld 

includ

e ho

w th

at capability is ensured

 through testing, 

mainten

ance, inspe

ction and pe

rformance m

onito

ring. If 

this inform

ation is provided

 in other se

ctions it need no

t be 

repe

ated

 here.” 

Respon

se 4.1‐ see

 related discussio

n in 

Respon

se 3.5. 

  Respon

se 4.2‐ P

erform

ance ta

rgets a

re being

 addressed un

der T

opic 9. 

  Respon

se 4.3 – TICAP

 clarified that sp

ecial 

treatm

ents are disc

ussed in Chapters 5

, 6 and

 7.   

  

Page 15: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

9

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 3.b 

Additio

nal N

RC DID Com

men

ts dated

 May 17, 2021 

 Co

mmen

t 5 

Section 4.2.2 de

scrib

es SAR

 con

tent guidance for 

programmatic DID evaluations. Suggest m

odifying the text 

in Sectio

n 4.2.2 as fo

llows:  

  “Program

matic DID sh

ould be used

 to add

ress uncertaintie

s whe

n evaluatin

g plant capability DID as w

ell as u

ncertaintie

s in program

matic m

easures. It sh

ould provide

 the basis

 for 

defin

ing special treatmen

t req

uiremen

ts to

 ensure there is 

reason

able assurance th

at th

e pred

icted pe

rformance of 

SSCs and

 program

matic m

easures c

an be achieved

 througho

ut th

e life of th

e plant.  The

 app

lication shou

ld 

describ

e ho

w th

e de

sign incorporates th

e programmatic 

capability attributes provide

d in NEI 18‐04

 Table 5‐6 to

 provide adeq

uate assurance th

at th

e risk, re

liability, and

 pe

rformance ta

rgets w

ill be met and

 maintaine

d througho

ut th

e life of th

e plant w

ith ade

quate 

consideration of so

urces o

f significant u

ncertaintie

s.  This 

descrip

tion shou

ld su

pport the

 disc

ussio

n of sp

ecial 

treatm

ent p

rogram

s selected for safety‐sig

nificant S

SCs 

describ

ed in

 Chapters 6

 and

 7.  Special treatmen

ts described

 in NEI 18‐04

 Table 5‐7 sh

ould be considered

, alth

ough

 the 

application do

es not need to add

ress item

s that a

re not 

applicable. The

 app

lication shou

ld describe ho

w uncertainty 

in program

matic DID is add

ressed

 and

 how

 add

ition

al 

measures a

re in place to

 add

ress unkno

wns.” 

Respon

se 5.1‐ See

 Gen

eral Com

men

t Respo

nse 

above. 

  Respon

se 5.2‐ T

ICAP

 clarified that th

e discussio

n on

 uncertaintie

s related

 to 

evaluatin

g plant capability uncertaintie

s, not 

programmatic uncertaintie

s.  The

 TICAP

 guidance in

 Chapter 4 is being

 revised and will 

contain additio

nal guidance on

 the topic of 

uncertainties.  

  Respon

se 5.3‐ N

RC clarified that th

e commen

t on

 “un

know

ns” was re

ferring to th

e DID 

attributes in NEI 18‐04

 Table 5‐6.   

 

Page 16: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

10

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 3.b 

Additio

nal N

RC DID Com

men

ts dated

 May 17, 2021 

 Co

mmen

t 6 

Add a requ

iremen

t to summarize

 the integrated

 decision

‐making process (IDP) which NEI 18‐04

 emph

asize

s (in 

Section 5.6) as “

respon

sible fo

r making the de

liberate, 

affirmative de

cisio

n that DID ade

quacy has b

een achieved”.  

Suggest the

 following be

 add

ed to

 the TICA

P guidance 

documen

t:   “The

 app

lication shou

ld su

mmarize

 how

 the IDP process 

was app

lied in evaluating the overall ade

quacy of DID. The

 de

scrip

tion shou

ld add

ress how

 each of th

e de

cisio

n guidelines listed

 in NEI 18‐04, Sectio

n 5.9.3, was evaluated

 and the basis

 for a

n affirmative respon

se. The

 criteria used 

in m

aking the de

cisio

ns (e

.g., risk margins are su

fficien

t, preven

tion/mitigatio

n balance is sufficien

t, etc.) sho

uld be

 provided

. If q

uantita

tive measures w

ere used

 as p

art o

f the

 crite

ria, the

y shou

ld be provided

. A descriptio

n of how

 the 

results of the

 IDP process a

re docum

ented and available for 

future DID decision

‐making and op

erations su

pport sho

uld 

also be provided

.” 

Respon

se 6.1‐ T

ICAP

 noted

 that Chapter 4 will 

focus o

n the integrated

 DID re

sults not 

containe

d in other chapters. 

  Respon

se 6.2‐ reaffirm

ed th

at th

e DID SA

R conten

t is focused

 on results fo

r the

 DID 

baseline and that th

e results will be distrib

uted

 across m

ultip

le chapters.   

 

3.b 

Additio

nal N

RC DID Com

men

ts dated

 May 17, 2021 

 Co

mmen

t 7 

Add the following to th

e en

d of se

ction 4.2: 

“Evaluation and Incorporation of Changes to

 Defen

se in

 De

pth 

  The change con

trol process sh

ould be de

scrib

ed add

ressing 

how th

e baseline DID evaluatio

n will be re‐evaluated

, based

 on

 propo

sed changes, to

 determine which program

matic or 

plant capability attrib

utes have be

en affe

cted

 for e

ach layer 

of defen

se. Changes th

at im

pact th

e de

finition

 and

 evaluatio

n of LBE

s, sa

fety classificatio

n of SSCs, or risk

 sig

nificance of LBE

s or S

SCs m

ust b

e assessed

.  This section 

shou

ld also

 describe ho

w any changes to

 the baseline DID 

evaluatio

n will be do

cumen

ted and im

plem

ented.” 

Respon

se 7.1‐ T

ICAP

 observed that th

e gene

ral 

topic of SAR

 change control w

as com

mon

 to 

othe

r portio

ns of the

 licensing.  TICAP

 confirm

ed th

at th

e discussio

n of “baseline” DID 

inform

ation in NEI 18‐04

 was in re

cognition

 of 

this ne

ed.   

  The parties a

greed that th

e change con

trol 

topic is broade

r than TICA

P.   

Furthe

r disc

ussio

n of change control outsid

e of 

TICA

P are anticipated

.  

Page 17: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

11

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 3c 

In add

ressing the special treatmen

ts 

the guidance sh

ould sp

ecify

 that th

e application address the

 special 

treatm

ent req

uiremen

ts from

 NEI 18‐

04, Table 4‐1, on a case‐by‐case basis 

and in th

e context o

f the

 SSC

 functio

ns 

in th

e preven

tion and mitigatio

n of 

applicable LBE

s. 

 De

scrib

e safety re

lated (SR) SSC

 reliability targets a

nd 

performance re

quire

men

ts used as inpu

t to the PR

A for 

SSCs th

at were used

 to develop

 the selection of sp

ecial 

treatm

ent req

uiremen

ts (i.e., programmatic actions used to 

maintain pe

rformance with

in th

e de

sign reliability targets). 

  Guidance shou

ld point to

 NEI 18‐04

 Table 4‐1 and

 have the 

applicant a

ddress th

e ite

ms in that list: 

(from

 NEI 18‐04, Table 4‐1, as a

pplicable) 

  i. Eq

uipm

ent q

ualification 

ii. S

eism

ic qualification 

iii. M

aterials qu

alificatio

n iv. P

re‐service and

 risk‐in

form

ed in

‐service inspectio

ns 

v. P

re‐op and startup testing requ

iremen

ts 

vi. S

urveillance te

sting requ

iremen

ts 

TICA

P will enh

ance th

e linkages b

etween special 

treatm

ents in Chapters 6

 and

 7 and

 the 

programs in Ch

apter 8

.   TICA

P stated

 that th

e SA

R conten

t for th

e LM

P‐based affirmative safety case shou

ld fo

cus o

f the special treatmen

ts th

at were selected

 through the LM

P process, vs. docum

entin

g why

 special treatmen

ts were no

t selected. 

3d 

Similarly

, guidance discussio

n of 

"optional" program

s sho

uld instead 

make a clearer tie between iden

tified 

special treatmen

ts and

 the programs 

that im

plem

ent tho

se treatm

ents 

 The programmatic actions used to m

aintain pe

rformance 

with

in th

e de

sign reliability targets sho

uld includ

e a 

descrip

tion of how

 actual SSC

 reliability is de

term

ined

 and

 compared against the

 design reliability target (e

.g., as part 

of th

e Mainten

ance Rule program). 

TICA

P will re

visit th

e linkages b

etween special 

treatm

ents and

 program

s (see 3c). 

  NRC

 clarified that optional refers to whe

ther or 

not the

 special treatmen

t invoking the program 

was se

lected

. 4 

The guidance re

ferences th

e mod

ular 

high

 tempe

rature gas coo

led reactor 

prelim

inary safety inform

ation 

documen

t (PSID) as g

uidance bu

t doe

s no

t referen

ce th

e staff’s sa

fety 

evaluatio

n repo

rt on that PSID which 

iden

tified gaps in

 necessary con

tent.  

Discuss w

hether actual guidance that is 

referenced

 shou

ld be placed

 in th

e TICA

P guidance docum

ent instead

 of 

referencing the do

cumen

Hi 

An example discussio

n from

 the staff’s sa

fety evaluation 

foun

d at ADA

MS Accession No.  M

L052780497

 is as follows: 

   “Som

e even

ts were no

t defined

 explicitly en

ough

 to 

quantify prop

erly. Com

mon

‐mod

e and common

‐cause 

even

ts were no

t present explicitly in th

e mod

els. Hum

an 

failure events w

ere too vaguely de

scrib

ed to

 determine 

whe

ther th

ey were assumed

 to occur before the even

t initiation or after…Most restrictive in tracing the results of 

the PR

A was th

e fact th

at th

ere is no

 list of b

asic events that 

includ

es th

e occurren

ce probability associated

 with

 each 

even

t.” 

Worksho

p #1

   The PSID re

ferences were for the

 purpo

ses o

f guidance docum

entatio

n on

ly; the

 safety 

evaluatio

n is therefore no

t relevant to the 

guidance. 

  TICA

P will re

visit th

e PSID examples to

 upd

ate 

them

 or, if ne

cessary, re

place them

 with

 TICAP

 exam

ples.   

  TICA

P will end

eavor to includ

e the exam

ples 

directly in

 the guidance ra

ther th

an re

ferencing 

them

Page 18: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

12

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 5 

The do

cumen

t describes a m

ove aw

ay 

from

 com

pliance‐based applications to

 a more pe

rformance‐based

 app

roach.  

It's n

ot clear from

 these statem

ents 

whe

ther app

licants will be expe

cted

 to 

describ

e ho

w th

ey com

ply with

 the 

regulatio

ns th

at are associated with

 the 

performance‐based

 scop

e and 

outcom

es of the

 affirm

ative safety case 

approach. regulations is an expe

ctation 

for a

pplication conten

t. 

Hi 

The TICA

P guidance doe

s not re

quire

 the NRC

 regulatio

ns 

applicable to

 the de

sign be

 iden

tified or disc

ussed. Isn’t the

 pu

rpose of th

e FSAR

 to dem

onstrate com

pliance with

 the 

applicable re

gulatio

ns? 

   LMP prim

arily add

resses th

e 50

.34 requ

iremen

ts to

 iden

tify 

even

ts, plant re

spon

se to

 those even

ts, and

 associated 

safety m

argins.  This provides an alternative to th

e LW

R‐based regulatio

ns th

at dire

ctly con

nect to

 this part of 5

0.34

 (50.46

 requ

iremen

ts fo

r ECC

S, fo

r example).  Is th

is the 

basic

 pop

ulation of re

gulatio

ns indu

stry is re

ferring to in

 its 

prop

osed

 change from

 “compliance‐based”? 

   Does th

e conten

t of this T

ICAP

 guidance align with

 the 

NRC

’s re

gulatory app

licability assessm

ents in

 “NRC

 Staff 

Draft W

hite Pap

er ‐ An

alysis of App

licab

ility of N

RC 

Regu

latio

ns fo

r Non

‐Light W

ater Reactors”, as d

iscussed in 

recent non

‐LWR stakeh

olde

r meetin

gs? 

   Potentially ano

ther way to

 con

sider th

e affirmative safety 

case app

roach is stated

 in RG 1.233

 as “

… sa

fety evaluations 

may dem

onstrate com

pliance with

 or justify exem

ptions 

from

 specific NRC

 regulatio

ns and

 iden

tify whe

re design‐

specific regulatory con

trols a

re warranted

.”  A

n application 

will need to add

ress th

e results from

 the safety case in 

term

s of w

here current re

gulatio

ns do no

t con

tribute to 

safety (e

xemptions) o

r whe

re current re

gulatio

ns are 

lacking (add

ition

al re

quire

men

ts).  W

hereas th

e safety case 

shou

ld fo

cus o

n satisfying subject fun

ctions, it w

ould be 

useful to

 agree

 on a form

at fo

r com

pliance/exem

ption 

discussio

ns, be they embe

dded

, in a table, or o

ther fo

rmat. 

Worksho

p #2

   TICA

P will re

visit wording

 of “compliance‐

based” in

 the Guidance Do

cumen

t (p. 4 und

er 

“Scope

”) to

 ensure there is no

 uninten

ded 

implication that a TICAP

 app

lication is no

t requ

ired to com

ply with

 regulatio

ns. 

Page 19: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

13

6 The guidance fo

r inclusio

n of prin

cipal 

desig

n crite

ria (P

DC) m

ay be 

incomplete, since on

ly "LM

P ou

tcom

es" 

are addressed, and

 other to

pics from

 Part 50 Ap

p. A (like Mon

itorin

g Fuel & 

Waste Storage) are not clearly includ

ed 

for con

sideration 

Hi 

This statem

ent is n

ot correct “For p

lants that u

se th

e NEI 

18‐04 metho

dology, the

 PDC

 that flow

s from th

e LM

P metho

dology and

 are neede

d to su

pport the

 LMP‐based 

safety case are based on

 the RSFs and

 the Re

quire

d Functio

nal D

esign Crite

ria (R

FDC).” RFD

Cs are used to 

“sup

plem

ent o

r mod

ify” AR

DCs in de

veloping

 PDC

s. RG 

1.232 shou

ld be referenced

 since there are othe

r PDC

s that 

are no

t tied to RFD

Cs (e

.g., AR

DCs 1

 through 4). 

   Section 5.3 seem

s to im

ply that PDC

s are only for D

BEs a

nd 

DBAs. W

hat d

esign crite

ria are app

lied to add

ress BDB

Es? 

   Section 5.3: “For p

lants that u

se th

e NEI 18‐04

 metho

dology, the

 PDC

 that flow

s from th

e LM

P metho

dology and

 are neede

d to su

pport the

 LMP‐based 

safety case are based on

 the RSFs and

 the Re

quire

d Functio

nal D

esign Crite

ria (R

FDC)” 

   Section 5.6: “Thus, the

 PSA

R conten

t for Chapter 5 sh

ould 

includ

e functio

nal decom

position of FSFs to RSFs, a 

prelim

inary set o

f RFD

C/PD

C with

 perform

ance‐based

 crite

ria” 

   From

 NEI 18‐04

 4.1 Task 7: “RFDC

s are defined

 to capture 

desig

n‐specific crite

ria th

at m

ay be used

 to su

pplemen

t or 

mod

ify th

e applicable Gen

eral Design Crite

ria or A

dvanced 

Reactor D

esign Crite

ria in

 the form

ulation of Prin

cipal 

Desig

n Crite

ria.” 

   The TICA

P metho

dologies are trying

 to adapt th

e PD

C concep

t to the affirmative safety case approach and

 equ

ate 

the PD

C to th

ose associated

 with

 RSFs.  In that app

roach, 

considering no

n‐reactor sou

rces cou

ld have associated

 RSFs 

and PD

Cs if high‐conseq

uence even

ts m

ight be associated

 with

 such inventories.  O

ther issues associated with

 the 

LWR GD

C or ARD

C may be addressed by other parts of an 

application.  

Worksho

p #2

   NRC

 believes the

 TICAP

 app

roach to 

establish

ing the RFDC

 as the

 PDC

 is to

o narrow

.   TICA

P do

es not believe th

e intent of N

EI 18‐04

 was to

 impo

se deterministic PDC

 on a risk‐

inform

ed, perform

ance‐based

 process. 

  The issue

 will be considered

 furthe

r by TICA

P and NRC

 and

 disc

ussed again at W

orksho

p #3. 

Aspe

cts for con

sideration includ

e cross‐cutting 

GDC

/ARD

C; areas outsid

e TICA

P scop

e such as 

releases during no

rmal ope

ratio

n (GDC

 60); and

 im

plications of G

DC im

posin

g requ

iremen

ts 

beyond

 those that m

ight be establish

ed by LM

P (e.g., GDC

 17 and sin

gle failure). 

  A future con

versation will be he

ld between 

TICA

P and NRC

/INL staff regarding

 the 

defin

ition

 of P

rincipal D

esign Crite

ria (P

DC) in 

Appe

ndix A of 1

0 CFR Part 50 and the most 

efficient way fo

r TICAP

 PDC

 to com

ply with

 existing regulatio

ns while not losin

g the 

advantages provide

d by an RIPB

 app

roach. One

 specific aspe

ct to

 disc

uss is the

 amou

nt of 

specificity (i.e., ho

w detailed a PD

C must b

e) 

that is app

ropriate and

/or req

uired for the

 set 

of PDC

 (e.g., are de

rived

 requ

iremen

ts 

necessary to be iden

tified as PDC

?). 

Page 20: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

14

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 7 

The guidance includ

es a re

quire

men

t to 

includ

e testing/qu

alificatio

n plans for 

first‐of‐a

 kind (FOAK

) safety‐related 

SSCs fo

r CP applications.  This 

requ

iremen

t is reflected

 in 50.43

(e), 

and also app

lies to the othe

r types of 

applications covered

 in th

e guidance 

(COL, DC, OL) but is not disc

ussed in th

e guidance fo

r tho

se other app

lication 

type

s. 

Hi 

50.34(e)(1)(i):  “The pe

rformance of e

ach safety fe

ature of 

the de

sign has b

een de

mon

strated through either analysis, 

approp

riate te

st program

s, experience, or a

 com

binatio

n thereo

f” 

   50.43(e) re

quire

s app

licants to

 provide

 the collection of 

analyses, tests, O

E, etc. necessary to

 assure the expe

cted

 pe

rformance of “safety fe

atures”.  D

oes this “

safety 

feature” re

quire

men

t app

ly to

 both SR

 and

 NSRST SSCs? 

   Chapters 6 & 7 of the

 SAR

 in an application wou

ld re

flect 

the requ

ired capabilities o

f SR and NSRST SSCs.  W

here 

wou

ld th

e proo

f of tho

se capabilitie

s be provided

 to add

ress 

50.43(e)?  (It’s noted

 that th

is topic is called ou

t for FOAK

 SR 

SSCs re

flected

 in tw

o‐step

 CP applications, but th

e do

cumen

t seems to be

 silent on the issue

 for D

C, COL, M

L). 

Worksho

p #1

   NRC

 believes that 5

0.43(e) testin

g is inhe

rently 

fund

amen

tal to the safety case and shou

ld 

therefore be

 includ

ed und

er TICAP

 guidance. 

  TICA

P be

lieves that the

 NEI 18‐04

 metho

dology 

does not encom

pass th

e 50

.43(e) re

gulatio

n, 

but that results of 5

0.43(e) testin

g wou

ld likely 

appe

ar in

 the technical justifications su

pportin

g the safety case (e.g., be

nchm

ark data fo

r compu

ter cod

es used to analyze DBA

s).  

  This is an

 example of disa

greemen

t on the 

scop

e of th

e TICA

P guidance.  Ad

ditio

nal clarity 

with

 respect to scop

e and NRC

 expectatio

ns will 

be neede

d.  

  Nevertheless, TICAP

 will ta

ke ano

ther look

 at 

whe

ther and

, if so, how

 the 50.43(e) te

sting 

could be

 add

ressed

 by TICA

P. 

  TICA

P will m

odify

 its g

uidance to re

flect th

at it 

is no

t just C

Ps but DCs and

 COLs th

at m

ay 

invoke FOAK

 testing as sp

ecial treatmen

ts. 

  Disposition

 is as d

iscussed on

 the slide

s for 

worksho

p #3

 ‐ mod

ificatio

n of guidance for 

Chapters 2, 6, and

 7 as ind

icated

. If the

 NRC

 de

sires a sp

ecific section in th

e SA

R coverin

g a 

50.43(e) te

st program

, NRC

 will develop

 guidance fo

r that sectio

n.  TICAP

 believes the

 approp

riate locatio

n for such a section wou

ld 

be SAR

 Chapter 2.  

Page 21: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

15

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 8 

The level of d

etail in the SA

R, 

supp

ortin

g inform

ation placed

 on the 

docket, and

 inform

ation that is 

available for a

udit were iden

tified as 

potential items for fu

rthe

r disc

ussio

n du

ring the TICA

P tabletop

 exercise

s.  

Durin

g the TICA

P tabletop

 exercise

s it 

was also

 noted

 that th

ere is a 

distinction be

tween ite

ms incorpo

rated 

by re

ference (IB

R) into th

e SA

R and 

references to

 the SA

R.  IBR

’d item

 is 

considered

 to be part of the

 licensing 

basis

 for the

 plant. 

Hi  

Discuss that if the

 staff relies o

n something

 they re

view

 as 

part of an audit to make their safety fin

ding, that the

 specifics of that item th

en need to be elevated

 into th

e FSAR

 or a

n IBR do

cumen

t? 

   Make clear that rep

orts th

at are IB

R’d are part of the

 licen

sing basis

 and

 change control process. 

   Section 1.2 states th

at th

e site attributes re

levant to

 the 

safety case are in Chapter 2. The

re is no site inform

ation in 

Chapter 2

.    There is no

 men

tion of fu

el qualification. 

   RG 1.233

 provide

d clarificatio

ns in

 certain areas. D

oes the

 TICA

P guidance docum

ent inten

d to includ

e these? 

Worksho

p #1

   TICA

P un

derstand

s that N

RC citing

 an ite

m in

 an 

audit rep

ort d

oes n

ot put th

at in

 the licen

sing 

basis. 

  TICA

P confirm

ed th

at IB

R in th

e SA

R makes th

e inform

ation in th

e IBR reference part of the

 licen

sing basis

 and

 subject to the NRC

 change 

control processes. 

  TICA

P explaine

d that th

e reference to site 

inform

ation in Chapter 2 is based

 on the 

unde

rstand

ing that ARC

AP will add

ress site 

inform

ation there. 

  The treatm

ent o

f fue

l qualification will be 

discussed in ARC

AP/TICAP

 disc

ussio

ns in

 Worksho

p #3. 

Page 22: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

16

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 9 

Durin

g the discussio

n of non

‐safety 

related with

 special treatmen

t (NSRST) 

structures, systems, and

 com

pone

nts 

(SSC) SAR

 con

tent, the

 NRC

 staff raised 

a qu

estio

n regarding whe

re th

e reliability inform

ation for the

se SSCs 

wou

ld be located (e.g., PR

A or SAR

) and

 what this information might entail. The 

NRC

 staff b

elieves further disc

ussio

n on

 this topic wou

ld be be

neficial. 

TICA

P stated

 that th

e applicant is 

respon

sible fo

r ensuring it is addressin

g Re

g Gu

ide 1.233 includ

ing clarificatio

ns 

and lim

itatio

ns th

erein.  TICAP

 doe

s not 

see much daylight between NEI 18‐04

 and Re

g Guide

 1.233

Hi 

SAR shou

ld describe reliability targets a

nd perform

ance 

requ

iremen

ts used as inpu

t to the PR

A for S

SCs that w

ere 

used

 to develop

 the selection of sp

ecial treatmen

t requ

iremen

ts (i.e., programmatic actions used to m

aintain 

performance with

in th

e de

sign reliability targets). 

   Section 6.2 states th

at th

e SSC reliability and availability 

inform

ation will not be in th

e FSAR

. This is d

esign basis

 inform

ation that is neede

d for d

etermining the 

effectiven

ess o

f the

 mainten

ance program

, the

 reliability 

assurance program and

 the ISI/IST programs. W

hat is the

 basis

 for e

xcluding

 it from

 the FSAR

?    Section 7.1 de

fines NSRST sp

ecial treatmen

t req

uiremen

ts, 

no tie to perform

ance ta

rgets 

   Section 8 plant p

rogram

s has “special treatmen

ts fo

r SR 

SSCs and

 NSRST SSCs m

ay involve programs relied up

on to

 provide reason

able assurance” 

   The introd

uctio

n to Chapter 6 sa

ys “ This further detail 

[Chapter 6] include

s SRD

C, re

liability and capability 

performance‐based

 targets, and

 special treatmen

t requ

iremen

ts to

 provide

 sufficien

t con

fiden

ce th

at th

e pe

rformance‐based

 targets inten

ded in th

e de

sign will be 

achieved

 in th

e constructio

n of th

e plant a

nd m

aintaine

d througho

ut th

e licen

sed plant life

.  This statem

ent a

ppears 

to su

pport that the

se ta

rgets sho

uld be

 in SAR

.    It may be acceptable to

 point to

 whe

re th

e inform

ation 

resid

es (e

.g., reliability assurance program) versus p

uttin

g actual re

liability assumptions in th

e SA

R. 

 

Worksho

p #1

   NRC

 believes the

 reliability targets sho

uld be

 provided

 in th

e SA

R.  N

RC notes th

at NEI 18‐04

 stated

 “…the reliability and capability targets 

for S

R and NSRST SSCs, and

 special treatmen

t requ

iremen

ts fo

r SR and NSRST SSCs d

efine 

safety‐significant a

spects of the

 descriptio

ns of 

SSCs th

at sh

ould be includ

ed in sa

fety analysis

 repo

rts.” NRC

 furthe

r believes the

 inform

ation 

shou

ld be in th

e SA

R. 

  TICA

P be

lieves the

 targets sho

uld be

 owne

r‐controlled inform

ation, not m

aintaine

d in th

e SA

R.  TICAP

 ackno

wledges th

e NEI 18‐04

 statem

ent b

ut believes T

ICAP

 guidance 

specifically fo

r the

 SAR

 can

 supe

rsed

e NEI 18‐04

 statem

ents on SA

R conten

t.  TICAP

 acknow

ledges th

at one

 in th

e draft g

uidance 

(introd

uctio

n to Chapter 6) is n

ot aligne

d with

 the TICA

P po

sition, but th

at statem

ent w

as 

mistaken

ly includ

ed in

 the Ap

ril 15, 2021 draft 

guidance. 

  TICA

P and NRC

 will con

sider th

e issue

 furthe

r and revisit it at W

orksho

p 3. 

  TICA

P acknow

ledges th

e ne

ed to

 be consisten

t with

 the guidance in NEI 18‐04.  The NRC

 and

 the TICA

P Team

 plan to have a focused follow‐

up m

eetin

g on

 the topic, probably in th

e mid‐

June

 time fram

e. 

Page 23: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

17

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 10

 The SA

R conten

t sho

uld focus o

n presen

ting the results of implem

entin

g the LM

P process. For disc

ussio

n pu

rposes, it m

ay be be

neficial to 

discuss w

hat type of docum

entatio

n may exist from

 implem

entin

g the LM

P process b

y the applicant, includ

ing 

narrative on

 the ite

ratio

ns in th

e process, and

 the de

liberations and

 de

cisio

ns of the

 integrated

 de

cisio

nmaking process (IDP) and

 whe

ther th

is do

cumen

tatio

n may be 

something

 that is aud

ited by th

e NRC

 staff. 

Hi 

The de

scrip

tion shou

ld add

ress each of th

e de

cisio

n guidelines described

 in Sectio

n 5.9.3 of NEI 18‐04, including

 the basis

 for con

clud

ing the guideline has b

een met. For 

those guidelines whe

re a quantita

tive measure can

 be 

provided

, tho

se m

easures u

sed in th

e de

cisio

n‐making 

shou

ld be provided

.       Num

erou

s places in 18

‐04 de

tail do

cumen

tatio

n ne

eds for 

bases o

r decision

s.  The

 TICAP

 repo

rt sh

ould highlight what 

is do

cumen

ted in a TR, and

 what is in the SA

Related to item

 8 

Worksho

p #1

    See disposition

 of add

ition

al NRC

 DID 

commen

ts und

er Issue 3b

Page 24: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

18

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 11

 NEI 18‐04

 (Sectio

n 3.2.2 – Task 6) states 

that, w

here possib

le, external events 

are to be analyzed

 in th

e PR

A bu

t, in 

some cases, m

ay be selected

 and

 treated de

term

inistically. The

re is no 

discussio

n in th

e TICA

P guidance 

documen

t abo

ut how

 to se

lect and

 treat e

xternal events selected using a 

determ

inistic app

roach. Accordingly, 

the VT

R repo

rt did not add

ress th

is topic. 

Hi 

There is Note on

 Page 51

 that re

ads “

 Note:  The

 de

velopm

ent o

f the

 DBE

HLs is a

ddressed

 by AR

CAP and 

summarize

d in SAR

 Chapter 2. 

   Section 6.1.1 states th

at th

e de

sign on

ly needs to

 protect 

against e

xternal hazards with

 a freq

uency greater than 1 E‐

4/yr. D

oes this e

xclude

 BDB

E external hazards from

 consideration?

    Section 2.2 includ

es external events in the PR

A. How

 are 

determ

inistically se

lected

 external events a

ddressed

 in th

e PR

A? 

   Additio

nally, incorpo

ratio

n of external hazards into th

e LBE 

determ

ination process lacks basis and de

tail in 18‐04

 and

 the TICA

P do

cumen

t.    Prop

osed

 10 CFR 53

.510(a) sets the

 design basis

 external 

hazard levels (DBH

ELs) at 1

E‐5/plant‐year.  RG

 1.208

 (seism

ic) e

stablishe

s the

 site‐spe

cific groun

d motion 

respon

se sp

ectrum

 (GMRS) such that th

e freq

uency of 

significant ine

lastic deformation (FOSID) is 1E‐5/y.  RG 1.76

 (tornado

s) and

 RG 1.221

 (hurricanes) set DBH

ELs a

t 1E‐7/y. 

Worksho

p #2

   TICA

P will con

sider add

ition

al guidance in 

Section 6.1.1 to clarify the de

term

inistic 

selection of DBE

HLs. 

  TICA

P will con

sider add

ition

al guidance in 

Chapter 3

 abo

ut incorporation of external 

hazards into the LBE de

term

ination process. 

  TICA

P will con

sider ty

pical information in 

Chapter 3

 of LWR SA

Rs and

 determine if the 

level of d

etail in Section 6.1.1 shou

ld be 

enhanced

.   

12 

The discussio

n of DID in

 Sectio

n 4.2 of a 

SAR de

velope

d using the TICA

P guidance is a goo

d cand

idate for 

discussio

n as part o

f the

 upcom

ing 

worksho

ps with

 the NRC

/INL staff. 

Hi 

Section 4.2 it states “Note that th

e above inform

ation 

[top

ics listed

 in NEI 18‐04

 Table 5‐1] is p

rovide

d for 

backgrou

nd, and

 there is no

 requ

iremen

t to address e

ach 

topic in th

e SA

R material.” How

 doe

s an applicant a

ddress 

this?

 

Related to one

 of the

 sub‐bu

llets in

 item

 3 – 

Worksho

p #1

   See disposition

 of add

ition

al NRC

 DID 

commen

ts und

er Issue 3b

. 13

 Ba

sed on

 internal disc

ussio

n with

 the 

staff –

 believe a disc

ussio

n of prin

cipal 

desig

n crite

ria guidance em

bedd

ed in

 draft ind

ustry do

cumen

t is a

ppropriate 

in accordance with

 eVinci TICAP

 tabletop

 exercise

 com

men

ts 

HI 

Note that th

e guidance m

ore accurately re

flects the

 NEI 18‐

04 PDC

 develop

men

t than was perform

ed by eV

inci. 

Worksho

p #2

   No ite

ms ide

ntified

 for d

isposition

 specific to 

this issue

.  PD

C issue

s are being

 covered

 und

er 

Issue 6. 

 

Page 25: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

19

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 14

 Cu

rren

tly th

e scop

e of th

e TICA

P guidance docum

ent covers o

nly CO

Ls. 

The scop

e of th

e TICA

P guidance 

documen

t sho

uld be

 expande

d to 

includ

e applicability fo

r OL applicants 

unde

r Part 5

0 and the supp

lemen

tal 

guidance fo

r the

 two‐step

 licensing 

process sho

uld be

 limite

d to just CP 

applicants. 

Hi 

The guidance docum

ent n

eeds to

 also

 add

ress sc

opeo

f ESP, 

DC and

 ML applications.  Re

garding ESPs, the

 staff b

elieves 

an app

licant u

sing the TICA

P guidance m

ight leverage 

inform

ation from

 an ESP in develop

ing their a

pplication 

(e.g., inform

ing the DB

EHL de

term

ination). 

   The level of d

etail and

 design maturity

 for a

n OL application 

is expe

cted

 to be the same as fo

r a COL applicant.  By 

incorporating this commen

t the

 guidance for C

P applicants 

can be

 made more clear a

nd sp

ecific – curren

tly th

e en

tries 

unde

r the

 Two Part Licen

sing Process a

re con

fusin

g, 

inaccurate in so

me places, and

 lack sp

ecificity in others. 

   On 4/2/2021, N

EI su

bmitted

 com

men

ts (M

L21092A1

15) o

n the draft C

P ISG.  One

 com

men

t stated that “… th

e NRC

 shou

ld not be requ

iring

 that th

e de

sign and analysis for a

 CP

A be

 at the

 same level of com

pletion as fo

r a COLA.”  This 

diffe

rs from

 the TICA

P statem

ent. 

  

Worksho

p #1

   TICA

P to con

sider changes to

 clarify that 

alternative licen

sing paths two‐step

 licensing 

guidance is app

licable to

 the CP

, not to

 the OL, 

and that th

e baseline TICA

P guidance is 

applicable to

 the OL. 

  NRC

 to provide

 details of examples of T

ICAP

 guidance dep

artin

g from

 NEI position

s as stated 

in NEI com

men

ts on the draft con

struction 

perm

it Interim

 Staff Guidance. 

 

15 

For sup

plem

ental guidance for D

esign 

Certificatio

ns th

ere are no

 entrie

s for 

several sectio

ns.  Need to clarify intent 

for the

se no en

tries (I.e., guidance 

provided

 for C

OLs app

lies) or if 

additio

nal disc

ussio

n is intend

ed 

Med

 Similar to #14, all licen

ses sho

uld be

 covered

 Worksho

p #1

   TICA

P clarified

 that no en

try for D

C means no 

adjustmen

ts to

 the baseline guidance fo

r DCs. 

 

16 

For sup

plem

ental guidance for D

esign 

Certificatio

ns, it a

ppears th

at perhaps 

only limite

d DID adeq

uacy assessm

ents 

might be able to

 be pe

rformed

 due

 to 

the fact th

at th

e expe

ctations on 

operational program

 descriptio

ns fo

r DC

 app

licants is not equ

ivalen

t to CO

L applicants.  May also

 have some im

pact 

on iden

tification of sp

ecial treatmen

ts. 

 DC

s sho

uld address D

ID as p

art o

f the

 design includ

ing 

iden

tification of neede

d special treatmen

ts. The

 only 

diffe

rence from

 a COL is the de

velopm

ent o

f the

 op

erational program

 descriptio

n which wou

ld not be 

expe

cted

 in a DC. 

Worksho

p #1

   TICA

P will re

vise guidance as neede

d to re

flect 

DC adjustm

ents due

 to th

e fact th

at DC do

es 

not a

ddress ope

ratin

g plant‐specific topics. 

17 

The TICA

P guidance docum

ent refers to 

“licen

sing basis”, how

ever, the

re is a 

Med

 The staff n

otes th

at th

is issue

 cou

ld be considered

 as P

art 

53 language is develop

ed fo

r Sub

part H and

 I. 

Worksho

p #3

  

Page 26: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

20

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n de

finition

 of “curren

t licen

sing basis” 

containe

d in 10 CFR 54

.3 which was 

necessita

ted by license rene

wal.  

Shou

ld a re

ference to th

at definition

 be 

includ

ed in th

e guidance or sho

uld that 

defin

ition

 be revisited

 and

 rede

fined

 for the

 purpo

ses o

f use of the

 LMP 

approach or for inclusion in Part 5

3 for 

that m

atter.  Que

stion for d

iscussio

n is 

whe

ther or n

ot th

e de

finition

 needs to

 be

 mod

ified

 for the

 purpo

ses o

f this 

guidance docum

ent o

r other advanced 

reactor g

uidance do

cumen

ts? 

TICA

P did no

t take issue

 with

 the basic

 de

finition

 of current licensing basis

 in 

10CFR5

4.3.  TICAP

 doe

s not plan to includ

e a 

licen

sing basis

 definition

 or referen

ce in

 the 

TICA

P Guidance. 

  [Note: TICAP

 indicated that it wou

ld ta

ke a 

furthe

r loo

k at th

e use of th

at definition

 more 

broadly and its basis wou

ld have any 

unintend

ed con

sequ

ences if the

 definition

 was 

used

 outsid

e the scop

e of Part 5

4.  This review 

was ta

rgeted

 for com

pletion by

 mid‐Ju

ne.] 

18 

There shou

ld be alignm

ent o

n the 

prop

osal to

 not includ

e licen

sing basis

 inform

ation in Chapter 1.  The pu

rpose, 

I think, is to also exclude

 Chapter 1 fo

r the change process and

 redu

ce fu

ture 

regulatory burde

n.  H

owever, our 

curren

t con

cept of the

 change process 

is 10

 CFR

 50.59

 and

 it is not clear as to 

what the

 change process u

nder Part 5

3 might be. 

 Need to align on

 the prop

osal th

at Chapter 1 is not licensing 

basis

 inform

ation w/o having a clear d

efinition

 of “licen

sing 

basis” for LMP‐based SA

Rs or e

ven what the

 change process 

wou

ld entail. 

Worksho

p #3

   TICA

P to re

view

 chapter 1 and

 the use of 

“licen

sing Ba

sis” term

inology to se

e ho

w it can

 clarify

 that Chapter 1 is not so

meh

ow exclude

d from

 the 50

.59 change process since it is a part 

of th

e FSAR

. This sho

uld be

 don

e in th

e context 

of our re

view

 of Issue

 17 which is also

 focused 

on “licen

sing basis” and the de

finition

 in 

10CFR5

4.3. 

19 

Several sectio

ns re

fer to tables in

 the 

LMP Tabletop

 Exercise

 Rep

ort o

r to 

useful guidance in th

e MHT

GR PSID 

documen

t. (ERO

Hi 

It wou

ld be more useful to

 includ

e the tables and

 useful 

guidance re

ferred

 to with

in th

e TICA

P guidance docum

ent. 

Worksho

p #1

   See Disposition

 of Issue

 #4 

 

Page 27: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

21

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 20

 Arou

nd W

orksho

p #3, the

 staff is 

considering discussio

n of a draft TICAP

 RG

 and

 an AR

CAP roadmap

 ISG to

 start 

the discussio

n on

 how

 indu

stry’s 

guidance is envision

ed to

 fit w

ithin 

TICA

P and the staff’s initial th

inking

 on 

whe

re indu

stry’s TICAP

 guidance is 

envisio

ned to be supp

lemen

ted (e.g., 

fuel qualification, ASM

E Section III 

Divisio

n 5, design review

 guide

 for I&C) 

Med

   

Worksho

p #3

 

The NRC

 will con

sider th

e TICA

P commen

ts as 

provided

 on the Worksho

p #3

 TICAP

 slides as it 

continue

s to de

velop its ARC

AP ISG and

 TICAP

 Re

g Gu

ide. 

 

21 

The term

 “safety case” is not currently 

used

 in NRC

 licensing processes. 

Hi 

TICA

P page 4 states “The term

 safety case is a collection of 

statem

ents th

at, if con

firmed

 to be true

 by supp

ortin

g technical information, establishe

s reasonable assurance of 

adeq

uate  protection for o

peratio

n of th

e nu

clear p

ower 

plant d

escribed

 in th

e application.”  TICAP

 Figure 1 on

 page 

6 show

s the

 relatio

n be

tween TICA

P and an

 advanced 

reactor licen

se app

lication; sp

ecifically, the

 affirm

ative 

safety case addressed by TICAP

 is necessary, but not 

sufficien

t, to establish reason

able assurance of ade

quate 

protectio

n.  N

eed alignm

ent o

n what a

 safety is and

, equ

ally 

impo

rtant, what it is n

ot. 

No ite

ms ide

ntified

 for d

isposition

 specific to 

this issue

.   

 

Page 28: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

22

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 22

 The staff h

as provide

d indu

stry with

 a 

list o

f NRC

 observatio

ns from

 the TICA

P tabletop

 exercise

s.  To date, ind

ustry’s 

feed

back on these ob

servations has 

been

 limite

d to th

e first tw

o TICA

P tabletop

 exercise

 observatio

ns.  The 

NRC

 staff w

ould be interested

 in 

indu

stry’s fe

edback on the NRC

 ob

servations fo

r the

 last tw

o TICA

P tabletop

 exercise

s (i.e., the eV

inci 

microreactor, and the molten chlorid

e reactor e

xperim

ent (MCR

E)).  In

 particular, the

 NRC

 staff w

ould be 

interested

 in whe

ther indu

stry 

iden

tifies p

oten

tial w

orksho

p ite

ms 

from

 eVinci and

 MCR

E TICA

P tabletop

 exercises that a

re not captured in th

e ite

ms ide

ntified

 abo

ve. 

Hi 

  Worksho

p #3

   TICA

P has n

ot iden

tified additio

nal items for 

discussio

n which have no

t alre

ady be

en covered

 by

 other Issues. 

 

Page 29: MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief FROM: Eric R ...CONTACT: Oesterle Eric UARP/DANU (301) 415-1014 June 8, 2021 MEMORANDUM TO: John P. Segala, Chief Advanced Reactor Policy Branch

23

Issue 

# To

pic 

Priority 

Commen

ts 

Dispo

sitio

n 23

 The NRC

 staff finds th

at add

ition

al 

inform

ation and clarity

 on PR

A is 

need

ed in

 the TICA

P guidance.    

Hi 

In Sectio

n 2.1.1, th

e overview

 of P

RA needs add

ition

al 

clarity

 regarding pe

er re

view

, the

 use of “technically 

adeq

uate PRA

’, the level of d

etails, and

 so on.   In add

ition

, PR

A for con

struction pe

rmit applications needs disc

ussio

n with

 the NRC

 staff since th

ere is on

going discussio

ns on the 

subject a

s part o

f the

 NRC

 staff’s ongoing

 develop

men

t of 

guidance on constructio

n pe

rmit.   

   In Sectio

n 2.1.2, th

e summary of key PRA

 results sh

ould 

includ

e othe

r information such as k

ey assum

ptions, the

 results and

 insig

hts from im

portance, sen

sitivity

, and

 un

certainty analyses, and

 so on. 

   Althou

gh other Chapters (i.e., Ch

apter 3

 and

 4) include

 some of th

e PR

A results or insights (such as risk

‐significant 

SSCs, hum

an actions, etc.), it m

ay be useful to

 have these 

key results und

er Sectio

n 2.1.2 to have the compreh

ensiv

e PR

A results in

 one

 place.   Alte

rnatively, a se

t of p

ointers 

(not at the

 Chapter level) at th

e individu

al to

pic areas m

ay 

be includ

ed in Sectio

n 2.1.2. 

No ite

ms ide

ntified

 for d

isposition

 specific to 

this issue

.   

  The NRC

 may provide

 specific written 

commen

ts re

lated to th

is issue

.    

  It is no

ted that th

e NRC

 recently upd

ated

 CP 

guidance re

garding no

n‐LW

R de

signs and

 PRA

s; 

the CP

 angle is add

ressed

 und

er Issue #1.