| 規格番号 | JSME S NA-CC-001-1 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 維持規格 事例規格 高ニッケル合金のPWR一次系水質環境中のSCCき裂進展速度（改訂１） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 改定 1 |
| 科目 | 原子力）維持 | 制定日 | 2015/12/09 |
| 種別 | 事例規格 | 発行日 | 2015/12/09 |
| 趣旨，特色 | 本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発電用原子力設備規格 維持規格（JSME S NA1）に関する事例規格として，高ニッケル合金のPWR一次系水質環境中のき裂進展評価において必要なSCCき裂進展速度について規定したものです。 | ||
| 主な規定項目 | － | ||
| 規格番号 | JSME S TA2-2015a | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用火力設備規格＜非破壊検査，溶接施工法，溶接技量＞（2015年追補） | ||
| 専門名称 | 発電用火力設備規格 | 年版（改定） | 2015a |
| 科目 | 火力）非破壊試験・溶接 | 制定日 | 2015/12/09 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2016/03/31 |
| 趣旨，特色 | 本規格は、発電用火力設備（ボイラ等及びその附属設備）に関する技術的な要求事項、発電用火力設備の溶接に関する技術的な要求事項等を規定したものです。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、B31.1）を基に、省令５１号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。
今回の追補は，発電用火力設備規格詳細規定（2012年版）に関し、高クロム鋼の許容応力値の見直し他を行ったものです。 |
||
| 主な規定項目 | － | ||
| 規格番号 | JSME S NA-CC-010-1 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 維持規格 事例規格 極限荷重評価法に用いる流動応力（改訂１） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 改定 1 |
| 科目 | 原子力）維持 | 制定日 | 2015/12/09 |
| 種別 | 事例規格 | 発行日 | 2015/12/09 |
| 趣旨，特色 | 本事例規格は，管の欠陥深さが管厚さの50%以下の場合に，管の軸方向欠陥に 極限荷重評価法を適用してよいことを規定している。また，その際の極限荷重評価法に用いる流動応力を規定している。 | ||
| 主な規定項目 | － | ||
| 規格番号 | JSME S NA-CC-002-1 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 維持規格 事例規格 周方向欠陥に対する許容欠陥角度制限の代替規定（改訂１） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 改定 1 |
| 科目 | 原子力）維持 | 制定日 | 2015/12/09 |
| 種別 | 事例規格 | 発行日 | 2015/12/09 |
| 趣旨，特色 | 本規格は，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発電用原子力設備規格 維持規格（JSME S NA1）に関する事例規格として，クラス１配管の周方向欠陥に対する許容欠陥角度制限の代替規定について規定したものです。 | ||
| 主な規定項目 | － | ||
| 規格番号 | JSME S NA-CC-005-1 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 維持規格 事例規格 ニッケル合金の欠陥評価法（改訂１） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 改定 1 |
| 科目 | 原子力）維持 | 制定日 | 2015/12/09 |
| 種別 | 事例規格 | 発行日 | 2015/12/09 |
| 趣旨，特色 | 本規格は，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発電用原子力設備規格 維持規格（JSME S NA1）に関する事例規格として，ニッケル合金の欠陥評価法について規定したものです。 | ||
| 主な規定項目 | － | ||
| 規格番号 | JSME S NX4-2015 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 シビアアクシデント時の構造健全性評価ガイドライン（PWR鋼製格納容器編）（2015年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2015 |
| 科目 | 原子力）ガイドライン | 制定日 | 2015/09/15 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2015/11/20 |
| 趣旨，特色 | 本規格は，軽水型原子力発電設備のうち，シビアアクシデント時にPWR鋼製格納容器に対して要求される耐圧・耐漏えい機能、あるいは放射性物質に対する閉じ込め機能を評価するための、死荷重、熱荷重及び圧力荷重に対する構造健全性の評価対象部位、評価方法、判定基準並びに限界温度と限界圧力の組合せ、限界温度の算出方法を規定するものです。 | ||
| 主な規定項目 | 総則 シビアアクシデント時の要求機能、想定破損モード及び評価フロー 限界温度・圧力の評価 |
||
| 規格番号 | JSME S NX3-2015 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 シビアアクシデント時の構造健全性評価ガイドライン（PWRプレストレストコンクリート格納容器編）（2015年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2015 |
| 科目 | 原子力）ガイドライン | 制定日 | 2015/09/15 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2015/11/20 |
| 趣旨，特色 | 本規格は，軽水型原子力発電設備のうち，シビアアクシデント時にＰＷＲプレストレストコンクリート製格納容器に対して要求される耐圧・耐漏えい機能、あるいは放射性物質に対する閉じ込め機能を評価するための、死荷重、熱荷重及び圧力荷重に対する構造健全性の評価対象部位、評価方法、判定基準並びに限界温度と限界圧力の組合せ、限界温度の算出方法を規定するものです。 | ||
| 主な規定項目 | 総則 シビアアクシデント時の要求機能、想定破損モード及び評価フロー 限界温度・圧力の評価 |
||
| 規格番号 | JSME S NA-CC-012 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 維持規格 事例規格 原子炉容器炉内計装筒J溶接部の欠陥評価 | ||
| 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 | 2015/06/10 |
| 種別 | 事例規格 | 発行日 | 2015/06/10 |
| 趣旨，特色 | 本事例規格は，供用期間中検査等により原子炉容器炉内計装筒（以下、炉内計装筒と呼ぶ）J溶接部に欠陥が確認された時に，炉内計装筒部位に対策措置として施工される「RB-2810 容器貫通接合部キャップ工法」の適用性を判断するための欠陥評価を規定する。また、「RA-4020 残留欠陥による強度への影響評価」の要求に従った原子炉容器母材の欠陥評価手法を示す。 | ||
| 主な規定項目 | 本文
１．適用 解説 添付：原子炉容器炉内計装筒貫通部の欠陥評価のための有限要素解析を用いた応力拡大係数算出手法 |
||
| 規格番号 | JSME S NA-CC-011 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 維持規格 事例規格 ニッケル合金の大気中の疲労亀裂進展速度 | ||
| 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 | 2015/03/11 |
| 種別 | 事例規格 | 発行日 | 2015/03/11 |
| 趣旨，特色 | 本事例規格は，ニッケル合金の大気中の疲労亀裂進展速度について規定いています。
対象材料は，ニッケル合金母材（NCF600，GNCF600 およびGNCF690）および溶接金属（JIS Z 3334 YNiCr-3，JIS Z 3224 DNiCrFe-1J-16，JIS Z 3224 DNiCrFe-3，JIS Z 3224 DNiCrFe-1J，ASME Sec.ⅡPart C SFA-5.14 ERNiCrFe-7 およびASME Sec.Ⅱ Part C SFA-5.11 ENiCrFe-7）です。 |
||
| 主な規定項目 | 本文
１．適用 解説 |
||
| 規格番号 | JSME S NC1-2014a | ||
|---|---|---|---|
| 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（2014年追補） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2014a |
| 科目 | 原子力）設計・建設 軽水炉 | 制定日 | 2014/12/15 |
| 種別 | 追補 | 発行日 | 2015/04/27 |
| 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。
今回の追補はJIS及びJEACの最新年版の反映，本規格にこれまで寄せられた質問に対応した規格内容の見直し，解説を含む規定内容の明確化などを行っています。また，設計・建設規格の事例規格集を規格本体と合本する形で発行，出版することとします。 |
||
| 主な規定項目 | （１）本文および添付
第１章 総則，第４章 容器，第５章 管，第６章 ポンプ，第９章 支持構造物，第１１章 耐圧試験 （２）解 説 （３）事例規格集 |
||