| 規格番号 | JSME S NG1-2025 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 加圧水型原子力発電所 配管減肉管理に関する技術規格（2025年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2025 |
| 科目 | 原子力）配管減肉 | 制定日 | 2025/03/28 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2025/10/31 |
| 趣旨，特色 | 本規格は，「発電用設備規格 配管減肉管理に関する規格」に照らして，加圧水型原子力発電所の配管減肉管理を行うにあたっての要求事項を明確化したものであり，設備管理者が自らの責任で配管内面減肉事象の管理を適切に行うための管理指針に要求される事項を具体的に示したものです。
今回の改定では編集上の修正等と共に、以下の技術的改定を行っています。
|
||
| 主な規定項目 | （１）本文および解説
A 総則 （２）参考資料 |
||
| 規格番号 | JSME S NH1-2025 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 沸騰水型原子力発電所 配管減肉管理に関する技術規格（2025年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2025 |
| 科目 | 原子力）配管減肉 | 制定日 | 2025/03/28 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2025/10/31 |
| 趣旨，特色 | 本規格は，「発電用設備規格 配管減肉管理に関する規格」に照らして，沸騰水型原子力発電所の配管減肉管理を行うにあたっての要求事項を明確化したものであり，設備管理者が自らの責任で配管内面減肉事象の管理を適切に行うための管理指針に要求される事項を具体的に示したものです。
今回の改定では編集上の修正等と共に、以下の技術的改定を行っています。
|
||
| 主な規定項目 | （１）本文および解説
A 総則 （２）添付 （３）参考 |
||
| 規格番号 | JSME S NA-CC-017 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 維持規格 事例規格 オーステナイト系ステンレス鋼のPWR一次系水質環境中のSCC亀裂進展速度 | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 改定 0 |
| 科目 | 原子力）維持 | 制定日 | 2025/03/28 |
| 種別 | 事例規格 | 発行日 | 2025/03/28 |
| 趣旨，特色 | この事例規格は、PWR 一次系水質環境中におけるオーステナイト系ステンレス鋼のSCC 亀裂進展速度を規定します。
対象材料は，鋳造を除く非照射のオーステナイト系ステンレス鋼（SUS304，SUS316）の母材（溶接熱影響部を含む）としています。 |
||
| 主な規定項目 | ＜本文＞
＜解説＞ |
||
| 規格番号 | JSME S NJ1-2024 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 材料規格（2024年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2024 |
| 科目 | 原子力）材料 | 制定日 | 2024/12/24 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2025/09/10 |
| 趣旨，特色 | 本規格は、発電用原子力設備の材料に関する技術的諸規定を定めたものです。発電用原子力設備規格 設計・建設規格2005年版の付録材料図表Part 1～Part7の内容に基づき、国内圧力容器関係のJIS規格、アメリカ機械学会規格（ASME B&PV Code）Sec.Ⅱとの整合性を考慮し、あわせて貿易障壁の除去と国際整合性を図ったものです。 今回の改定では、材料規格2012年版技術評価時の「適用に当たっての条件」への対応、JISの2022年及び2023年の改正反映、正誤表の反映等を行っています。 |
||
| 主な規定項目 | （１）本文および添付
Part 1 総則 （２）解説 |
||
| 規格番号 | JSME S NB1-2024 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 溶接規格（2024年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2024 |
| 科目 | 原子力）溶接 | 制定日 | 2024/12/24 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2025/12/25 |
| 趣旨，特色 | 溶接規格は，発電用原子力設備の製造時の溶接に適用する技術的諸規定を定めたものです。電気工作物の溶接の技術基準の解釈，ボイラ圧力容器規格として世界で広く使われているアメリカ機械学会規格（ASME B&PV Code）を基に，これに最新の技術的検討結果を加え，貿易障壁の除去と国際整合性を図ったものです。
全体を「溶接規格」，「溶接施工法確認試験」，「溶接技能確認試験」，「解説」の４部構成とし，溶接施工法と溶接技能については，確認試験に活用できるよう標準要領として定めています。 今回の改定では編集上の修正及び記載の適正化，JIS改正に伴う適用年版の改定と共に、以下の技術的改定を行っています。
併せて溶接規格事例規格集の一覧表の改定を行っています。 |
||
| 主な規定項目 |
第１部 溶接規格 |
||
| 規格番号 | JSME S NB-CC-005 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 溶接規格 事例規格 デジタル検出器を用いた溶接継手の放射線透過試験方法 | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 改定 0 |
| 科目 | 原子力）溶接 | 制定日 | 2024/12/24 |
| 種別 | 事例規格 | 発行日 | 2024/12/24 |
| 趣旨，特色 | 既存の溶接規格（JSME S NB1）で規定されているフィルムRTに加え、デジタルRTも適用可能とするため、撮影手法や判定に関する規格を新たに制定したものです。 | ||
| 主な規定項目 | 本文
解説 |
||
| 規格番号 | JSME S NA1-2024 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 維持規格（2024年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2024 |
| 科目 | 原子力）維持 | 制定日 | 2024/12/24 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2025/10/15 |
| 趣旨，特色 | 発電用原子力設備規格 維持規格は，運転開始後における発電用原子力設備の維持に関する技術的諸規定を定めたものです。ボイラ圧力容器規格として世界で広く使われているアメリカ機械学会規格（ASME B&PV Code）の発電用原子力設備維持規格Sec. Xlを基に，最新の技術的検討結果を加え，従来の国内の技術基準（発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令および同構造等の技術基準）との整合性を考慮し，貿易障壁の除去と国際整合性を図りつつ，国内での利用についても過不足のないことを目指した規格です。
2024年版では，PWRラジアルキーの検査の追加，原子炉容器内表面の検査要求の見直し，耐震クラス記載の見直し，補修章の地震荷重表記の見直し，解説第一部（評価）並びに解説第二部（評価）の表現の適正化，解説第二部（評価）の体裁の見直し，他学協会引用規格の適用年版，事例規格一覧表などに伴う改定を実施します。 |
||
| 主な規定項目 | （１）本文
A 総則 （２）解説 （３）主要変更点一覧表 （４）事例規格集 |
||
| 規格番号 | JSME S NC1-2024 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 設計・建設規格 第Ⅰ編 軽水炉規格（2024年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2024 |
| 科目 | 原子力）設計・建設 軽水炉 | 制定日 | 2024/09/26 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2025/11/10 |
| 趣旨，特色 | 本規格は，軽水型原子力発電設備の設計および製造に適用する技術的諸規定を定めたものです。通商産業省（現経済産業省）が定める発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令（省令第62号）を受けた詳細規定となっており，ボイラ圧力容器規格として世界で広く使われているアメリカ機械学会規格（ASME B&PV Code）の中で有用かつ妥当と判断される規定や，国内試験研究の成果について技術的な検討を踏まえた上で規格への反映を行っており，合わせて貿易障壁の除去と国際整合性もはかったものです。
今回の改定版では、JIS長手溶接鋼管の許容引張応力の説明の追加、引用JIS年版の改定を行っています。 また, この設計・建設規格には事例規格というものがあり、事例規格集としてまとめて出版しておりますが、今回この事例規格集の一覧表の改訂を行っています。 |
||
| 主な規定項目 | （１）本文および添付
第１章 総則，第２章 機械試験，第３章 非破壊試験，第４章 容器，第５章 管，第６章 ポンプ，第７章 弁，第８章 支持構造物，第９章 炉心支持構造物，第１０章 安全弁等，第１１章 耐圧試験，第１２章 監視試験 （２）解説 事例規格集案（2024） 事例規格一覧表（事例規格と適用可能年版一覧） |
||
| 規格番号 | JSME S NA-CC-016 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 維持規格 事例規格 管台内面丸み部の表面亀裂に対する応力拡大係数算出方法 | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 改定 0 |
| 科目 | 原子力）維持 | 制定日 | 2024/06/27 |
| 種別 | 事例規格 | 発行日 | 2024/06/27 |
| 趣旨，特色 | 本事例規格は，供用期間中検査等によって容器管台内面丸み部にきずが確認された時に、きずを亀裂にモデル化した場合の応力拡大係数の算出式を規定する。
内圧による管台内面丸み部の亀裂に対する応力拡大係数として，等価な厚さを持つ平板中の半だ円表面亀裂 の表面点に対する算出式を適用した。 |
||
| 主な規定項目 | 本文
１．適用 解説 事例規格一覧表（事例規格と適用可能年版一覧） |
||
| 規格番号 | JSME S CB1-2024 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用設備規格 発電用設備規格関連の材料事象に関する解説（2024年版） | ||
| 専門名称 | 発電用設備規格（共通） | 年版（改定） | 2024 |
| 科目 | 共通）共通 | 制定日 | 2024/06/27 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2025/06/30 |
| 趣旨，特色 | 本解説は, ASME Boiler and Pressure Vessel Code Section II Non-andatory Appendix A等を踏まえ，材料事象の基本的内容をまとめ、設計者らの適切な材料選定やその他の対策のための情報を与える目的で、初版を2014年版として発行し、その後、20１8年版として最初の改定を行いました。
2024年版では2018年版を元に以下の見直しを実施しています。
|
||
| 主な規定項目 | A100 一般 A200 冶金学的事象 A300 均一腐食 A400 局部腐食 A500 冶金学的影響による腐食 A600 流動によって助長される腐食・壊食 A700 環境誘起脆化及び割れ A800 機械的損傷メカニズム |
||