カテゴリー: 規格

  • 規格: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

     

    規格番号 JSME S NA-CC-001
    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
    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 2004/12/07
    種別 事例規格 発行日 2004/12/07
    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2002年改訂版(JSME S NA1-2002 2002年10月発行)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。
     今回制定した事例規格は,機器の欠陥評価において,評価期間末期の欠陥寸法を決定するためのき裂進展評価に必要なき裂進展速度に関し,2002年改訂版では含まれていないPWR一次系水質環境中にある高ニッケル合金のSCCき裂進展速度を国内外の最新の知見にもとづき,期間を限定して規定するものです。
    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概要

    (2)解説(本文および添付資料の内容の補足説明)

     

  • 規格:発電用火力設備規格 火力設備配管減肉管理技術規格(2007年版)

     

    規格番号 JSME S TB1-2007
    規格名称 発電用火力設備規格 火力設備配管減肉管理技術規格(2007年版)
    専門名称 発電用火力設備規格 年版(改定) 2007
    科目 火力)配管減肉 制定日 2007/09/20
    種別 年版 発行日 2007/11/20
    趣旨,特色  本規格は,日本機械学会発電用設備規格配管減肉管理に関する規格(JSME S CA1-2005)に照らして,火力設備配管減肉管理を行うにあたっての要求事項を具現化したもので,設備管理者が,流体流れによる配管内面減肉事象を自らの責任で配管減肉管理を適切に行うために,管理指針を策定する際の要求事項を具体的に示したものです。

      今回の改訂は,本規格「添付資料-2 未検査時最大減肉速度表」の見直し等を行ったものです。設備管理者は,本規格の要求事項に則り,自らの管理指針を定めることで,
    日本機械学会発電用設備規格配管減肉管理JSME S TB1-2007に関する規格(JSME S CA1-2005)に適した配管減肉管理指針となるよう適用いただきたい。

    主な規定項目 1.要求規定項目

    第1節 総則
    第2節 本規格が対象とする減肉事象
    第3節 適用設備の選定
    第4節 適用範囲
    第5節 点検(試験)対象代表部位の選定方法
    第6節 点検(試験)実施時期の設定方法と評価
    第7節 点検(試験)方法
    第8節 措置
    第9節 特に留意すべき事項
    附属書1 規格本体7.1項(2)~(5)の試験方法を採用する場合の規定

    2.参考項目

    添付資料(1,2,3,4,5,6)
    解説

     

  • 規格:発電用火力設備規格(2003年版)その1

     

    規格番号 JSME S TA1-2003
    規格名称 発電用火力設備規格(2003年版)その1
    専門名称 発電用火力設備規格 年版(改定) 2003
    科目 火力)材料・ボイラ・圧力容器・配管 制定日 2004/01/28
    種別 年版 発行日 2004/01/28
    趣旨,特色  本規格は,発電用火力設備(ボイラ,独立過熱器または蒸気貯蔵器およびその附属設備)に関する技術的な要求事項,また電気工作物のうち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)を基に,省令51号(火技省令)および省令123号(溶技省令)のうち火力設備に関する部分(技術基準の解釈およびJIS等)との整合性を考慮し,貿易障壁の除去と国際整合性をはかりつつ,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。
    主な規定項目 第I章 総則(全体構成と各章の適用範囲,改訂要領)
    第Ⅱ章 材料(適用材料,許容応力表,新規材料を取込む場合のガイドライン,許容引張応力の策定要領)
    第Ⅲ章 ボイラ(一般要求事項,溶接製ボイラ,水管ボイラ,給水加熱器のための追加要求事項)
    第IV章 圧力容器(一般要求事項,圧力容器の製作方法に関する要求事項,使用する材料に関する要求事項)
    第V章 配管(範囲および定義,設計,材料,寸法に関する必要条件,製造・組立と建設,試験および検査)
    第Ⅵ章 非破壊検査(一般要求事項,放射線透過試験,超音波探傷試験,浸透探傷試験,磁粉探傷試験)
    第Ⅶ章 溶接施工法・溶接技量(一般要求事項,溶接施工法,溶接技量認証,溶接データ)
    補遺(各章の内容の補足説明)

     

  • 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(2003年版)

     

    規格番号 JSME S NE1-2003
    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(2003年版)
    専門名称 発電用原子力設備規格 年版(改定) 2003
    科目 原子力)CCV 制定日 2003/12/03
    種別 年版 発行日 2004/02/20
    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(以下,CCVという)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。
     これまで,CCVの材料および設計に関する技術基準としては,「コンクリート製原子炉格納容器に関する構造等の技術基準」(平成2年10月22日,通商産業省告示第452号)とその解説書「原子力設備の技術基準」(1993年,電力新報社)で運用されてきました。本規格は,その技術基準を基本とし,近年のCCVに係わる技術的な知見(大型振動台による耐震性能試験成果など)を評価・検討した上で規格に反映するとともに,国内外の最新の基規準・指針類(鉄筋の定着・継手方法など)との整合を図ったものです。また,単位系は計量法(SI)に従いました。
     本規格の適用範囲としては,設計・建設規格(JSME S NC1-2001)に規定されるクラスMC容器からは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。
    主な規定項目 (1)本文

    総則(適用範囲,用語の定義)
    材料(一般事項,コンクリート,鉄筋,緊張材および定着具,ライナアンカ・ライナアンカ等,ナックルおよび胴アンカ)
    設計(一般事項,荷重および荷重の組合せ,コンクリート部の解析手法,コンクリート部の許容応力度,コンクリート部の設計,ライナプレート・ライナアンカ等の設計,ナックルおよび胴アンカの設計)
    別表(コンクリートに用いる骨材,コンクリートに用いる混和材料,コンクリートの品質,コンクリート部に作用する荷重,ライナプレート・ライナアンカ等に作用する荷重)

    (2)解説

     

  • 規格:使用済燃料貯蔵施設規格 コンクリートキャスク、キャニスタ詰替装置およびキャニスタ輸送キャスク構造規格(2003年版)

     

    規格番号 JSME S FB1-2003
    規格名称 使用済燃料貯蔵施設規格 コンクリートキャスク、キャニスタ詰替装置およびキャニスタ輸送キャスク構造規格(2003年版)
    専門名称 使用済燃料貯蔵施設規格 年版(改定) 2003
    科目 コンクリートキャスク 制定日 2003/12/03
    種別 年版 発行日 2007/11/01
    趣旨,特色  本規格は,原子力発電所敷地外に設置する使用済燃料貯蔵施設の中で,規格制定の必要性が高いと考えられる,コンクリートキャスクおよび関連機器に関する構造等の技術的諸規定を定めるものです。

     使用済燃料収納容器である溶接構造のキャニスタとコンクリート製貯蔵容器との組合せであるコンクリートキャスク,使用済燃料貯蔵施設へのキャニスタの搬出入を行うキャニスタ輸送キャスク,これらの間でキャニスタの詰替えを行うキャニスタ詰替装置についての材料,設計,製造および検査について規定しており,当学会の金属キャスク構造規格,設計・建設規格,溶接規格,およびコンクリートに関連の深い学・協会の関連規基準類,クレーンに関する規格,アメリカ機械学会規格(ASME B&PV Code)等を基に,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規格です。

     本規格の主な特徴は以下のとおりです。

    1. 各機器の構成要素に対し,それぞれの機器に応じて貯蔵時,詰替時または輸送時に生ずる様々な荷重の組合せを考慮し,「解析による設計手法」を採用
    2. 各機器に想定される負荷状態のもとで確保すべき機能を考慮して設定される供用状態に対応させて許容応力を規定
    3. キャニスタ材料として,高耐食性(耐SCC性)ステンレス鋼を追加
    4. キャニスタの蓋溶接部については,二重化により高い信頼性を確保
    5. コンクリート製貯蔵容器は,鉄筋コンクリート構造およびコンクリート充填鋼板構造について規定
    6. キャニスタ詰替装置は,構造部分と機械部分が維持すべき構造要件について規定
    7. 検査については,製造時から供用期間中までの構造強度に係わる項目を規定
    主な規定項目 (1)本文および添付

    第Ⅰ編 総則(適用範囲,定義)
    第Ⅱ編 機械試験および非破壊試験(試験の項目,方法,判定基準)
    第Ⅲ編 キャニスタ(適用範囲,定義,材料,設計,製造,検査)
    第Ⅳ編 鉄筋コンクリート製貯蔵容器(適用範囲,定義,材料,設計,製造,検査)
    第Ⅴ編 コンクリート充填鋼板製貯蔵容器(適用範囲,定義,材料,設計,製造,検査)
    第Ⅵ編 キャニスタ詰替装置(適用範囲,定義,材料,設計,製造,検査)
    第Ⅶ編 キャニスタ輸送キャスク(適用範囲,定義,材料,設計,製造,検査)
    別表および別図
    添付 簡易弾塑性解析,穴と補強,スタッドを用いた板材の局部座屈防止,直接衝突部の代替評価

    (2)解説

     

  • 規格:発電用火力設備規格(2003年版)その2

     

    規格番号 JSME S TA2-2003
    規格名称 発電用火力設備規格(2003年版)その2
    専門名称 発電用火力設備規格 年版(改定) 2003
    科目 火力)非破壊試験・溶接 制定日 2003/09/10
    種別 年版 発行日 2004/01/28
    趣旨,特色  本規格は,発電用火力設備(ボイラ,独立過熱器または蒸気貯蔵器およびその附属設備)に関する技術的な要求事項等を規定するものです。
     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)を基に,従来の国内の技術基準(技術基準の解釈およびJIS等)との整合性を考慮し,貿易障壁の除去と国際整合性をはかりつつ,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。
     今回の改訂は,第25回 日本電気技術規格委員会(2002年12月20日)において本規格の省令51号への適合性が承認されたことに伴い,本規格の補遺(各章の内容の補足説明)に解説事項を追記するものです。
    主な規定項目

     

  • 規格:発電用原子力設備規格 配管破損防護設計規格(2002年版)

     

    規格番号 JSME S ND1-2002
    規格名称 発電用原子力設備規格 配管破損防護設計規格(2002年版)
    専門名称 発電用原子力設備規格 年版(改定) 2002
    科目 原子力)LBB 制定日 2002/12/06
    種別 年版 発行日 2003/03/03
    趣旨,特色  本規格は,原子力発電所における配管破損防護設計に関する技術的諸規定を定めたものです。原子力発電所では,安全設計の観点から配管破損を想定し,これに伴う動的影響から安全機能を有する設備を防護するための対策を講じる,いわゆる配管破損防護設計が行われています。以前は,配管破損形態として瞬時破断が想定されてきましたが,近年,LBB(Leak Before Break)概念を適用して配管破損形態を決定することが一般的になっています。本規格は,LBB概念を適用して,配管破損防護設計に関する技術的諸規定を定めたものです。適用は,原子炉冷却材圧力バウンダリの配管およびPWRの原子炉格納容器内の主給水管,主蒸気管とし,配管材料は,オーステナイト系ステンレス鋼(熱時効を考慮した鋳鋼を含む),低合金鋼および炭素鋼を対象として,最新の研究開発,技術検討が反映された規格となっております。
    主な規定項目 (1)本文および添付

    A 総則(目的,適用範囲,規格の改訂,用語)
    D 防護設計の方法(概要,防護対象,配管破損想定位置,配管破損形式および開口面積,配管破損時に考慮すべき事象,防護対策の実施,防護対象および防護構築物の強度評価,ジェットインピンジメント評価),LBB成立性評価の方法(概要,適用材料,前提条件,配管破損形式および開口面積の決定方法,想定き裂の決定,漏えい量からのき裂想定,き裂進展解析に基づくき裂想定,安定限界応力の算出,作用過重,配管破損形式の決定,ジェット力を算出するためのき裂開口面積の決定)
    添付(ジェットインピンジメント評価の方法,適用材料,漏えい量からき裂長さを決定する方法,き裂開口面積評価手法,き裂進展解析の方法,安定限界応力の算出方法)

    (2)解説(本文および添付の補足説明)

     

  • 規格:発電用原子力設備規格 維持規格(2002年版)

     

    規格番号 JSME S NA1-2002
    規格名称 発電用原子力設備規格 維持規格(2002年版)
    専門名称 発電用原子力設備規格 年版(改定) 2002
    科目 原子力)維持 制定日 2002/10/31
    種別 年版 発行日 2002/10/31
    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(JSME S NA1-2000 2000年5月発行)の改訂版です。
     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,クラス2, 3機器,クラスMC容器,支持構造物および炉内構造物の検査規定と欠陥評価規定,並びにクラス1機器の検査規定を新たに設けるとともに,2000年版で定められているクラス1機器の欠陥評価規定についても日本機械学会発電用原子力設備規格 設計・建設規格(JSME S NC1-2001 2001年8月発行)との整合等が図られるよう改訂しております。
    主な規定項目 (1)本文および添付

    A 総則(目的,適用,所有者の責任,規格の改訂,用語)

    IA 検査の一般事項(適用,検査および試験,系の漏えい試験,試験結果の評価,検査の記録)
    IB クラス1機器の標準検査(適用範囲および試験対象機器,標準検査,系の漏えい試験)
    IC クラス2機器の標準検査(適用範囲および試験対象機器,標準検査,系の漏えい試験)
    ID クラス3機器の標準検査(適用範囲および試験対象機器,標準検査,系の漏えい試験)
    IE クラスMC容器(鋼製)の標準検査(適用範囲および試験対象機器,標準検査,系の漏えい試験)
    IF 支持構造物の標準検査(適用範囲および試験対象機器,標準検査)
    IG 炉内構造物の標準検査(適用範囲および試験対象機器,標準検査)
    JG 炉内構造物の個別検査(適用範囲および試験対象機器,個別検査,炉内構造物個別検査の試験結果の評価)
    添付資料(検査間隔の延長,検査プログラム適用にあたっての移行措置,経年変化事象が想定される場合の試験,炉内構造物の試験部位,シュラウドサポート個別検査の試験程度および実施時期の設定,シュラウド個別検査の試験程度および実施時期の設定)

    EA 評価の一般事項(適用,評価の定義,評価の一般規定)

    EB クラス1機器の欠陥評価(クラス1機器の欠陥評価の基本事項,クラス1機器の評価不要欠陥寸法基準,フェライト鋼容器の欠陥評価,オーステナイト系ステンレス鋼管の欠陥評価,フェライト鋼管の欠陥評価)
    EC クラス2機器の欠陥評価(クラス2機器の欠陥評価の基本事項)
    ED クラス3機器の欠陥評価(クラス3機器の欠陥評価の基本事項)
    EE クラスMC容器の欠陥評価(クラスMC容器の欠陥評価の基本事項)
    EF 支持構造物の欠陥評価(支持構造物の欠陥評価の基本事項)
    EG 炉内構造物の欠陥評価(炉内構造物の欠陥評価の基本事項)
    添付資料(欠陥形状のモデル化,き裂進展速度,欠陥形状評価法,欠陥の合体条件評価法,応力拡大係数の算出,KIa,KIcの規定,欠陥評価に用いる荷重,極限荷重評価法,弾塑性破壊力学評価法,2パラメータ評価法,破壊評価法の選択,フェライト鋼管の欠陥評価に用いる破壊靱性JIcの規定)

    (2)解説(本文および添付資料の内容の補足説明)

     

  • 規格:発電用火力設備規格(2002年追補)

     

    規格番号 JSME S TA1-2002a
    規格名称 発電用火力設備規格(2002年追補)
    専門名称 発電用火力設備規格 年版(改定) 2002a
    科目 火力)材料・ボイラ・圧力容器・配管 制定日 2002/03/07
    種別 追補 発行日 2002/04/30
    趣旨,特色  本規格は,発電用火力設備(ボイラ,独立過熱器または蒸気貯蔵器およびその附属設備)に関する技術的な要求事項等を規定した日本機械学会発電用火力設備規格(2000年1月発行)の改訂版です。
     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)を基に,従来の国内の技術基準(技術基準の解釈およびJIS等)との整合性を考慮し,貿易障壁の除去と国際整合性をはかりつつ,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。
     本改訂版は,その後改訂されたASME B&PV Code,1998Editionと1999Addendaまでの改訂内容を同様の考えに基づいて反映するとともに,規格全体を推敲したものです。
    主な規定項目 第Ⅰ章 総則(全体構成と各章の適用範囲,改訂要領)
    第Ⅱ章 材料(適用材料,許容応力表,新規材料を取込む場合のガイドライン,許容引張応力の策定要領)
    第Ⅲ章 ボイラ(一般要求事項,溶接製ボイラ,水管ボイラ,給水加熱器のための追加要求事項)
    第Ⅳ章 圧力容器(一般要求事項,圧力容器の製作方法に関する要求事項,使用する材料に関する要求事項)
    第Ⅴ章 配管(範囲および定義,設計,材料,寸法に関する必要条件,製造・組立と建設,試験および検査)
    補遺(各章の内容の補足説明)

     

  • 規格:発電用原子力設備規格 溶接規格(2001年版)

     

    規格番号 JSME S NC1-2001
    規格名称 発電用原子力設備規格 設計・建設規格(2001年版)
    専門名称 発電用原子力設備規格 年版(改定) 2001
    科目 原子力)設計・建設 軽水炉 制定日 2001/08/30
    種別 年版 発行日 2001/08/30
    趣旨,特色
     本規格は,軽水型原子力発電設備を構成する機器(容器,配管,ポンプ,弁,支持構造物、炉心支持構造物)の 設計および製造に適用する技術的諸規定を定めるものです。
     通商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および同構造等の技術基準を基本とし,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。従来の国内技術基準と比較した場合の、本規格の主な特徴は以下のとおりです。
    1. 機器等に加わる負荷状態を示す「供用状態」を定義し、これに対応させて許容応力を規定
    2. 機器クラス分類のASME B&PV Code との整合
    3. 非破壊試験実施時期、試験手順、目視試験に関する規定の追加
    4. 破壊靱性試験判定基準の規定の合理化
    5. 簡易弾塑性計算に用いる応力割増し係数(Ke)の合理化
    6. 配管内構造物の流力振動規定の追加
    7. 配管系の応力解析において用いる補正係数(フレキシビリティファクター)の導入
    8. 支持構造物の材料の許容応力としての組み合わせ応力の追加
    9. クラス1ポンプ分流壁厚さ等の規定の見直し
    10. 炉心支持構造物の一次応力評価の代替えとしての、プロトタイプまたはモデル試験による評価の追加
    11. 外圧を受ける炉心支持構造物に強め輪を設ける場合の規定の追加
    12. クラス1機器についての気体耐圧試験規定の追加、耐圧試験の圧力と保持時間の合理化
    主な規定項目 (1) 規格

    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(クラス1容器,クラス2容器,クラス3容器,クラスMC容器)
    第5章 管(クラス1配管,クラス2配管,クラス3配管,クラス4配管)
    第6章 ポンプ(クラス1ポンプ,クラス2ポンプ,クラス3ポンプ)
    第7章 弁(クラス1弁,クラス2弁,クラス3弁)
    第8章 支持構造物(クラス1支持構造物,クラス2支持構造物,クラス3支持構造物,クラスMC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
    別表

    (2)解説