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カテゴリー: 規格

  • 規格：発電用原子力設備規格　溶接規格　事例規格　コンクリート製原子炉格納容器溶接規格

     

    規格番号 JSME S NB-CC-003
    規格名称 発電用原子力設備規格　溶接規格　事例規格　コンクリート製原子炉格納容器溶接規格
    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 2011/06/08
    種別 事例規格 発行日 2011/06/08
    趣旨，特色 　発電用原子力設備規格　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はかったものです．全体を「溶接規格」，「溶接施工法認証標準」，「溶接士技能認証標準」，「解説」の4部構成とし，溶接施工法と溶接士については，認証・認定（認定の際の試験方法，判定基準）に活用できるよう標準要領として定めています．

    　今回発行する事例規格は，コンクリート製原子炉格納容器の溶接施工に関する規定を事例規格として制定するもので、コンクリート製原子炉格納容器のうちコンクリートに内張りされる鋼板部及びナックルに対する溶接の技術的諸規定を定めるものです．
    主な規定項目 本文

    第１章　総則
    第２章　コンクリート製原子炉格納容器

    解説

    第１章　総則
    第２章　コンクリート製原子炉格納容器

     

  • 規格：発電用原子力設備規格　維持規格　事例規格　欠陥評価における「原子力発電所耐震設計技術規定」（JEAC 4601-2008）に基づく地震力の扱い）

     

    規格番号 JSME S NA-CC-007
    規格名称 発電用原子力設備規格　維持規格　事例規格　欠陥評価における「原子力発電所耐震設計技術規定」（JEAC 4601-2008）に基づく地震力の扱い）
    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 2011/06/01
    種別 事例規格 発行日 2011/06/01
    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日本機械学会　発電用原子力設備規格　維持規格2008年版（JSME　S NA1-2008　2008年11月発行）に関する事例規格として、欠陥評価における「原子力発電所耐震設計技術規程」（JEAC4601-2008）に基づく地震力の扱いについて規定したものです。

    　本事例規格は、「原子力発電所耐震設計技術規程」（JEAC4601-2008）に規定する地震力を用いて欠陥評価を実施する場合に適用するもので、維持規格に規定されている基準地震動S1を弾性設計用地震動Sd、基準地震動S2を基準地震動Ssに置き替えて評価を実施することを規定しています。
    主な規定項目 （１）本文

    • 適用
    • 地震動および地震力の置き替え

    （２）解説

    • 地震動を置き替えた場合の評価の保守性

     

  • 規格：発電用原子力設備規格　設計・建設規格　第Ⅰ編　軽水炉規格（2010年追補）

     

    規格番号 JSME S NC1-2010a
    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（2010年追補）
    専門名称 発電用原子力設備規格 年版（改定） 2010a
    科目 原子力）設計・建設 軽水炉 制定日 2011/04/08
    種別 追補 発行日 2010/06/10
    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．

    　今回の追補は，規格における用語定義の追加，別表呼び圧力数値の見直し，JIS等の最新年版の反映，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．
    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７章　弁

    （２）解　説

     

  • 規格：発電用原子力設備規格　コンクリート製原子炉格納容器規格（2011年版）

     

    規格番号 JSME S NE1-2011
    規格名称 発電用原子力設備規格　コンクリート製原子炉格納容器規格（2011年版）
    専門名称 発電用原子力設備規格 年版（改定） 2011
    科目 原子力）ＣＣＶ 制定日 2011/04/08
    種別 年版 発行日 2011/06/20
    趣旨，特色 　本規格は，原子力発電所におけるコンクリート製原子炉格納容器の材料および設計に関する技術的諸規定を定めたものです。

    　本規格の適用範囲としては，設計・建設規格に規定されるクラスMC容器から除外されているコンクリート製原子炉格納容器のコンクリート部，ライナプレート，ライナアンカ，貫通部スリーブ，貫通部アンカ，附属物（ライナプレートに直接溶接されるラグ，ブラケット，強め材，控え等であって重要なものをいう），ナックルおよび胴アンカを対象としております。

    　今回の改訂版は，設計に関する規定の明確化，JIS等の最新年版の反映などを行っています。
    主な規定項目 （１）本文

    総則，材料，設計，別表

    （２）解　説

     

  • 規格：使用済燃料貯蔵施設規格　事例規格　密封容器および中間胴用材料（低温圧力容器用ニッケル鋼鋼板ASME SA-203M Gr.E）に関する規定

     

    規格番号 JSME S FA-CC-006
    規格名称 使用済燃料貯蔵施設規格　事例規格　密封容器および中間胴用材料（低温圧力容器用ニッケル鋼鋼板ASME SA-203M Gr.E）に関する規定
    専門名称 使用済燃料貯蔵施設規格 年版（改定） 改定 0
    科目 金属キャスク 制定日 2011/03/18
    種別 事例規格 発行日 2011/03/18
    趣旨，特色 　本事例規格は，輸送貯蔵兼用の金属キャスクに関する構造等の技術的諸規定を定めている金属キャスク構造規格（2007年版）の要求に適合する，低温圧力容器用ニッケル鋼鋼板ASME SA-203 MGr.E に関する規定を定めるものです。
    主な規定項目 －

     

  • 規格：使用済燃料貯蔵施設規格　事例規格　密封容器および中間胴用材料（低温用合金鋼鍛鋼品ASME SA-350M Gr.LF3）に関する規定

     

    規格番号 JSME S FA-CC-007
    規格名称 使用済燃料貯蔵施設規格　事例規格　密封容器および中間胴用材料（低温用合金鋼鍛鋼品ASME SA-350M Gr.LF3）に関する規定
    専門名称 使用済燃料貯蔵施設規格 年版（改定） 改定 0
    科目 金属キャスク 制定日 2011/03/18
    種別 事例規格 発行日 2011/03/18
    趣旨，特色 　本事例規格は，輸送貯蔵兼用の金属キャスクに関する構造等の技術的諸規定を定めている金属キャスク構造規格（2007年版）の要求に適合する,　低温用合金鋼鍛鋼品ASME SA-305 M Gr.LF3に関する規定を定めるものです。
    主な規定項目 －

     

  • 規格：発電用原子力設備規格　溶接規格（2010年追補）

     

    規格番号 JSME S NB1-2010a
    規格名称 発電用原子力設備規格　溶接規格（2010年追補）
    専門名称 発電用原子力設備規格 年版（改定） 2010a
    科目 原子力）溶接 制定日 2011/01/11
    種別 追補 発行日 2011/05/10
    趣旨，特色 　本規格は，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はかったものです．全体を「溶接規格」，「溶接施工法認定標準」，「溶接士技能認定標準」，「解説」の４部構成とし，溶接施工法と溶接士については，認証・認定（認定の際の試験方法，判定基準）に活用できるよう標準要領として定めています．

    　今回の追補は，溶接後熱処理管理温度条件の変更、開先面PT／MT試験判定基準見直し、溶接施工法認証試験溶接金属区分の見直し、曲げ試験治具規定見直し、用語集見直し、準用規定見直しなどを行っています．
    主な規定項目 第１部　溶接規格
    第２部　溶接施工法認証標準
    第３部　溶接士技能認証標準
    第４部　解説

     

  • 規格：発電用原子力設備規格　維持規格（2010年追補）

     

    規格番号 JSME S NA1-2010a
    規格名称 発電用原子力設備規格　維持規格（2010追補）
    専門名称 発電用原子力設備規格 年版（改定） 2010a
    科目 原子力）維持 制定日 2011/01/11
    種別 追補 発行日 2011/05/20
    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．

    　今回の追補は，維持規格2008年版に対しての検査章，評価章，補修章の規定の改訂，補修章に追加した新工法等について規定しています．
    主な規定項目 （１）本文

    • 検査編
    • 評価編
    • 補修編

    （２）解説

     

  • 規格：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PWR一次系水質環境中のSCCき裂進展速度

     

    規格番号 JSME S NA-CC-006
    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PWR一次系水質環境中のSCCき裂進展速度
    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 2010/09/28
    種別 事例規格 発行日 2010/09/28
    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日本機械学会 発電用原子力設備規格 維持規格2008年版（JSME S NA1-2008）に関する事例規格として，ニッケル合金のPWR一次系水質環境中のSCCき裂進展速度について規定したものです．

    　本事例規格は，PWR一次系水質環境中における現状適用可能なニッケル合金のSCCき裂進展速度について規定します．対象材料は，ニッケル合金（600合金）及びその溶接金属です．ニッケル合金のPWR一次系水質環境中のSCCき裂進展速度は，材料仕様，試験条件，試験方法に影響を受けるため，これらの条件について実機条件に合わせた，国内材データをもとに設定しております．
    主な規定項目 （１）本文

    • 適用
    • 記号の定義
    • SCCき裂進展速度の設定

    （２）解説

    • 目的
    • 適用
    • 600合金及びその溶接金属のPWR一次系水質環境中のSCCき裂進展速度線図
    • 進展速度として平均値を選定した技術的根拠

     

  • 規格：発電用原子力設備規格　材料規格　事例規格　材料規格2008年版Part2及びPart3 JIS規格年版の読替規定

     

    規格番号 JSME S NJ-CC-003
    規格名称 発電用原子力設備規格　材料規格　事例規格　材料規格2008年版Part2及びPart3 JIS規格年版の読替規定
    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）材料 制定日 2010/09/28
    種別 事例規格 発行日 2010/09/28
    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材料規格2008年版に関する事例規格として，Part2及びPart3のJIS規格年版の読み替えについて規定したものです．

    　材料規格2008年版では材料図表において使用材料のJIS規格年版を指定していますが，指定年版よりも新しい年版についても材料の機械的性質および化学成分が同等である範囲の使用を認めるものです．
    主な規定項目 JIS規格年版の読替