| 規格番号 | JSME S FA1-2023 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 使用済燃料貯蔵施設規格 金属キャスク構造規格（2023年版） | ||
| 専門名称 | 使用済燃料貯蔵施設規格 | 年版（改定） | 2023 |
| 科目 | 金属キャスク | 制定日 | 2023/12/21 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2025/09/30 |
| 趣旨，特色 | 本規格は，使用済燃料貯蔵施設での貯蔵および同施設外での輸送に用いられる金属キャスクに適用するものです。発電所内における使用済燃料乾式貯蔵容器の技術基準，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，発電用原子力設備規格及び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，これに有用かつ妥当と判断される他の規定や関連する国内試験研究の成果を技術的な検討を踏まえた上で反映した規格です。
主な改定内容は以下のとおりです。
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| 主な規定項目 | （１）本文 （２）解説 （３）事例規格集 |
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| 規格番号 | JSME S FA-CC-011 | ||
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| 規格名称 | 使用済燃料貯蔵施設規格 事例規格 バスケット材料としてアルミニウム合金及びほう素添加アルミニウム合金を使用する場合の規定 | ||
| 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 | 2023/03/09 |
| 種別 | 事例規格 | 発行日 | 2023/03/09 |
| 趣旨，特色 | 本事例規格は、使用済燃料貯蔵施設規格 金属キャスク構造規格（JSME S FA1）に規定する金属キャスクの内、バスケットの材料にアルミニウム合金及びほう素添加アルミニウム合金を使用する場合の、材料、設計、製造及び検査に関する要求事項を規定したものである。 | ||
| 主な規定項目 |
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| 規格番号 | JSME S NX7-2022 | ||
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| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 高速炉機器の信頼性評価ガイドライン（2022年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2022 |
| 科目 | 原子力）ガイドライン | 制定日 | 2022/12/22 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2024/11/06 |
| 趣旨，特色 | 本ガイドラインは、ナトリウム冷却型高速炉発電所の静的機器を対象とした信頼性評価手法を提供する新しい規格として、2017年に初版が制定されました。
評価対象機器が要求機能を満足しなくなる状態（破損）に至るシナリオの設定方法、設定したシナリオのモデル化方法、並びにモデルに基づく信頼度（破損確率）の算出方法を規定しています。設計・建設規格＜第Ⅱ編 高速炉規格＞に規定のある破損モードについては、当該規定を基本として、規定に含まれる余裕の部分に確率分布の情報を反映する等の変更を施し、同規格と整合した信頼性評価手法としています。 最初の改定となる2022年版での変更内容は以下のとおりです。
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| 主な規定項目 | (1) 本文
A 総則 (2) 添付 (3) 解説 (4) 付録 |
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| 規格番号 | JSME S NG1-2022 | ||
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| 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（2022年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2022 |
| 科目 | 原子力）配管減肉 | 制定日 | 2022/12/22 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2023/12/25 |
| 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。
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| 主な規定項目 | （１）本文および解説
A 総則 （２）参考資料 |
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| 規格番号 | JSME S NC2-2022 | ||
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| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 設計・建設規格 第Ⅱ編 高速炉規格（2022年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2022 |
| 科目 | 原子力）設計・建設 高速炉 | 制定日 | 2022/12/22 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2023/12/25 |
| 趣旨，特色 | 本規格は，高速炉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．高速炉の設計に対応するための高温設計を特徴としており，従来の使用温度範囲を越えて，クリープを伴う場合の設計を可能とするものです。
2022年版での主な改定内容は、以下のとおりです。
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| 主な規定項目 | （１）本文（第１章 総則、第１３章 高温構造設計 添付）及び付録材料図表 （２）解説 （第１章 総則、第４章 容器、第１３章 高温構造設計 添付）及び付録材料図表 |
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| 規格番号 | JSME S NH1-2022 | ||
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| 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（2022年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2022 |
| 科目 | 原子力）配管減肉 | 制定日 | 2022/12/22 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2023/12/25 |
| 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。
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| 主な規定項目 | （１）本文および解説
A 総則 （２）添付 （３）参考 |
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| 規格番号 | JSME S NJ1-2022 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 材料規格（2022年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2022 |
| 科目 | 原子力）材料 | 制定日 | 2022/12/22 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2024/02/22 |
| 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。日本機械学会 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、溶接管溶接部に対する要求事項の見直し、「新規材料採用ガイドライン」において用いる「推奨常温／高温引張試験方法」の制定、JIS年版変更の反映、正誤表の反映を行っています。 |
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| 主な規定項目 | （１）本文および添付
Part 1 総則 （２）解説 |
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| 規格番号 | JSME S NA1-2022 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 維持規格（2022年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2022 |
| 科目 | 原子力）維持 | 制定日 | 2022/12/22 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2024/02/01 |
| 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。
2022年版では，クラス3機器の標準検査における試験方法の見直し，バレルフォーマボルト及び炉心そう個別検査評価規定の廃止，容器と管の許容基準の適用範囲の本文規定への移行，添付E-10 2パラメータ評価法，添付E-15 炉内構造物に対する線形破壊力学評価法，高中性子照射部位に対する溶接制限の追加，溶接規格の改定による区分番号及び表番号の見直し，他学協会引用規格の適用年版，正誤表の反映，事例規格一覧表，ならびに表現の適正化（「きず」，「亀裂」，「欠陥」などの用語を含む）などに伴う改定を実施します。 |
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| 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 |
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| 規格番号 | JSME S NX3-2022 | ||
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| 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）（2022年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2022 |
| 科目 | 原子力）ガイドライン | 制定日 | 2022/09/22 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2024/10/03 |
| 趣旨，特色 | 本ガイドラインは，シビアアクシデント時に格納容器に対して要求される放射性物質等の有害な物質の漏えい防止機能を評価するため，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とその想定破損モード，評価方法，判定基準，並びに温度・圧力制限値の算出方法を規定するものであり，その結果は電気事業者が各原子力発電所について策定するシビアアクシデントマネジメントプログラムに適切に反映されるとともに，必要に応じて格納容器の耐性強化等の対策に反映されることを想定しています。
本ガイドラインは，PWRプレストレストコンクリート格納容器について，策定しています。 |
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| 主な規定項目 | PCCV-1000 総則 PCCV-2000 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 PCCV-3000 限界温度・圧力の評価 |
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| 規格番号 | JSME S NX4-2022 | ||
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| 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）（2022年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2022 |
| 科目 | 原子力）ガイドライン | 制定日 | 2022/09/22 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2024/10/03 |
| 趣旨，特色 | 本ガイドラインは，シビアアクシデント時に格納容器に対して要求される放射性物質等の有害な物質の漏えい防止機能を評価するため，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とその想定破損モード，評価方法，判定基準，並びに温度・圧力制限値の算出方法を規定するものであり，その結果は電気事業者が各原子力発電所について策定するシビアアクシデントマネジメントプログラムに適切に反映されるとともに，必要に応じて格納容器の耐性強化等の対策に反映されることを想定しています。
本ガイドラインは，PWR鋼製格納容器について，策定しています。 |
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| 主な規定項目 | PSCV-1000 総則 PSCV-2000 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 PSCV-3000 限界温度・圧力の評価 |
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