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カテゴリー: 規格

  • 規格：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（BWR鉄筋コンクリート製格納容器編）（2022年版）

     

    規格番号 JSME S NX5-2022
    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（BWR鉄筋コンクリート製格納容器編）（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，BWR鉄筋コンクリート製格納容器について，策定しています。
    主な規定項目 RCCV-1000　総則
    RCCV-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
    RCCV-3000　限界温度・圧力の評価
    RCCV-4000　極限温度の評価
    Appendix-1　RCCV 全体モデル及び部分詳細モデルの解析例
    Appendix-2　RCCV ライナ破損想定部評価に係る試算例
    Appendix-3　RCCV ドライウェル上鏡部主フランジの開口挙動解析例
    Appendix-4　RCCV スラブ要素引張試験のシミュレーション解析による補正係数“β”の要否検討
    Appendix-5　鋼製部評価用のFEM モデルの要素サイズの差の影響に関する解析的検討

     

  • 規格：発電用原子力設備規格　溶接規格（2022年版）

     

    規格番号 JSME S NB1-2022
    規格名称 発電用原子力設備規格　溶接規格（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）溶接 制定日 2022/09/22
    種別 年版 発行日 2024/09/20
    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第4部解説などについてJIS引用記載の見直しを行い，また以下の技術的改定を行っています。

    1. 溶接後熱処理条件の第１部規定への追加
    2. ASMEとの整合化
      • 溶接部の余盛高さの規定の改定
      • 突合せ溶接による継手面の目違いの規定の改定
      • 溶接棒の区分（F-No）及び名称の改定
      • 低温PWHTルールの見直し

    　また，この溶接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定を行っています。
    主な規定項目 第１部　溶接規格
    第２部　溶接施工法確認試験
    第３部　溶接技能確認試験
    第４部　解説
    事例規格集

     

  • 規格：発電用原子力設備規格　環境疲労評価手法（2022年版）

     

    規格番号 JSME S NF1-2022
    規格名称 発電用原子力設備規格　環境疲労評価手法（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）環境疲労 制定日 2022/09/22
    種別 年版 発行日 2025/10/31
    趣旨，特色 　本規格は、軽水型発電用原子力設備の原子炉冷却水（PWRプラント2次系環境を含む）に接液する機器等の疲労評価において、環境効果を考慮する場合の評価手法を定めたものです。

    　今回の改定においては編集上の修正等の改定と共に、以下の技術的改定を行っています。

    1. 環境疲労評価手法への新設計疲労線図の取込
    2. PWR環境中オーステナイト系ステンレス鋼及びこれらの接液部のFen評価式改定
    3. 供用中に環境効果を考慮した疲労累積係数が1.0を超える場合の疲労評価手法（Flaw Tolerance手法の環境疲労評価手法への取込）
    主な規定項目 （１）本文

    EF-1000　一般事項
    EF-2000　環境効果評価手法
    EF-3000　環境効果補正係数の算出方法
    添付EF-A　環境効果を考慮しない疲労累積係数の代替計算手法
    添付EF-B　環境効果を考慮した疲労累積係数が供用中に1.0を超える場合の疲労評価方法

    （２）解説

     

  • 規格：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（BWR鋼製格納容器編）（2022年版）

     

    規格番号 JSME S NX2-2022
    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（BWR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，BWR鋼製格納容器ついて，策定しています。
    主な規定項目 BSCV-1000　総則
    BSCV-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
    BSCV-3000　限界温度・圧力の評価
    BSCV-4000　極限温度の評価
    Appendix 1　ガスケットの圧縮永久変形量の算出方法

     

  • 規格：発電用原子力設備規格　設計・建設規格　事例規格　弾塑性応答解析に基づく耐震Sクラス配管の耐震設計に関する代替規定案（改定１）

     

    規格番号 JSME S NC-CC-008-1
    規格名称 発電用原子力設備規格　設計・建設規格　事例規格　弾塑性応答解析に基づく耐震Sクラス配管の耐震設計に関する代替規定案（改定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）設計・建設 制定日 2022/09/22
    種別 事例規格 発行日 2022/09/22
    趣旨，特色 　本事例規格は、発電用原子力設備規格の設計および製造に適用する技術的諸規定を定めた設計・建設規格の事例規格となるもので、弾塑性応答解析に基づく耐震Sクラス配管の耐震設計に関する代替規定を定めたものです。耐震Sクラス配管の耐震設計は軽水炉については基本的には「日本電気協会　電気技術規程　原子力編　原子力発電所耐震設計技術規程　JEAC 4601」に従って実施されます。許容応力はこの中で規定されていますが、その中核をなすのは疲労破損の防止を目的とした疲労累積係数の制限です。背景には、配管の耐震強度に関する国内外の試験研究の蓄積により得られた、地震による配管系の主要は破損は疲労破損であって、塑性崩壊ではないという認識があります。

    　ここで発電用原子力設備規格 設計・建設規格　第Ⅰ編軽水炉規格は耐震評価についてはJEAC 4601に従うものとしています。

    　以上の耐震評価が基本的に弾性応答解析と応力基準から構成される体系であるのに対し、本事例規格は疲労評価に関し弾塑性応答解析に基づく歪み基準の疲労評価の手法と判定基準を与えるものであり、JEAC 4601を参照している設計・建設規格において、本事例規格による評価を規定したものです。
    主な規定項目 （１）本文

    （２）解説

    （３）添付

    • Mandatory Appendix SEGP -1 配管系の弾塑性応答解析の方法
    • Non-mandatory Appendix SEGP-A 解析コードの検証と解析データの確認方法
    • Non-mandatory Appendix SEGP-B 配管弾塑性解析に関するベンチマーク解析

     

  • 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（2022年版）

     

    規格番号 JSME S NC1-2022
    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（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 軽水炉 制定日 2022/09/22
    種別 年版 発行日 2024/09/20
    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，設計・建設規格より引用する材料規格，溶接規格の引用年版の見直し、引用規格・JIS年版の見直し，解説付録 告示等との対応表の見直し，質疑応答に伴う規定表現の見直し，日本機械学会推奨表記集に基づく用語表現の見直し，その他記載の適正化など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１０章　安全弁等，第１２章　監視試験

    （２）解説

    事例規格集案（2022年 改定0）

    事例規格一覧表 (事例規格と適用可能年版一覧)

     

  • 規格：発電用原子力設備規格　設計・建設規格　事例規格　発電用原子力設備における「応力腐食割れ発生の抑制に対する考慮（改定２）

     

    規格番号 JSME S NC-CC-002-2
    規格名称 発電用原子力設備規格　設計・建設規格　事例規格　発電用原子力設備における「応力腐食割れ発生の抑制に対する考慮（改定２）
    専門名称 発電用原子力設備規格 年版（改定） 改定 2
    科目 原子力）設計・建設 制定日 2022/06/22
    種別 事例規格 発行日 2022/06/22
    趣旨，特色 　本事例規格は，発電用原子力設備の設計および建設に関する技術的諸規定を定めた設計・建設規格の事例規格として、発電用原子力設備の応力腐食割れ（SCC）発生の抑制に対する考慮について規定したものです。

    　クラス1機器，クラス1支持構造物および炉心支持構造物の設計においては，SCC発生を抑制するために，使用条件での発生応力・使用環境などを勘案し，材料選択において注意深い考慮をすることが必要となります。本規格は，材料のみならず，応力，環境面での具体的な考慮事項を例示したものです。

    　今回の改定は、現行の事例規格では52合金としてUNSNumber N06052（ANSクラス ERNiCrFe-7）のみを対象としているのに対し、海外ではN06054（ANSクラス ERNiCrFe-7A）が実機で適用されており、耐PWSCC性もERNiCrFe-7と同等である結果が得られ、国内でも今後ERNiCrFe-7Aを使用する可能性があることから、本事例規格に取りこみ改定するものです。
    主な規定項目 （１）本文

    適用
    「応力腐食割れ発生の抑制に対する考慮」の規定

    （２）添付

    はじめに
    SCC発生の抑制への対応
    材料
    応力
    環境

     

  • 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（2022年版）

     

    規格番号 JSME S NE1-2022
    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（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）ＣＣＶ 制定日 2022/03/23
    種別 年版 発行日 2024/11/06
    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。

    　今回の改定版は，日本機械学会が定める標準表記集に適合するように修正した部分が大半となりますが，それと併せてより分かり易くするために適宜表現の見直しも行っております。また，今回は別表の組み換えも行っており，本文の2000番台から呼び出す別表と5000番台から呼び出す別表をそれぞれ別に制定することとしました。
    主な規定項目 －

     

  • 規格：発電用原子力設備規格　維持規格　事例規格　ニッケル合金溶接継手の亀裂進展評価

     

    規格番号 JSME S NA-CC-015
    規格名称 発電用原子力設備規格　維持規格　事例規格　ニッケル合金溶接継手の亀裂進展評価
    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 2021/09/22
    種別 事例規格 発行日 2021/09/22
    趣旨，特色 　本事例規格は，供用期間中検査等によってニッケル合金溶接継手部にきずが確認されたときの亀裂進展評価法を規定する。対象きずは，クラス１機器又は炉内構造物のニッケル合金溶接継手部の内表面に生ずるきずとし，アスペクト比の大きい表面き裂に対して半だ円亀裂又は矩形亀裂にモデル化したときの応力拡大係数解を用いて，亀裂進展評価精度の向上を図る。
    主な規定項目 本文

    １．適用
    ２．対象きず
    ３．きずのモデル化
    ４．亀裂進展評価
    ５．応力拡大係数の算出
    添付 ニッケル合金溶接継手部の亀裂の応力拡大係数の算出

    解説

     

  • 規格：発電用原子力設備規格　ナトリウム冷却型高速炉　破断前漏えい評価ガイドライン（2021年版）

     

    規格番号 JSME S NX8-2021
    規格名称 発電用原子力設備規格　ナトリウム冷却型高速炉　破断前漏えい評価ガイドライン（2021年版）
    専門名称 発電用原子力設備規格 年版（改定） 2021
    科目 原子力）ガイドライン 制定日 2021/06/23
    種別 年版 発行日 2023/12/22
    趣旨，特色 　本ガイドラインは、ナトリウム冷却型高速炉のナトリウムを内包する容器又は管に対する破断前漏えい（LBB：Leak Before Break）評価手法を新たに提供するものです。ここで、LBBとは、流体を内包する構造物中に亀裂が存在する又はその存在が想定される場合に、それが成長して貫通に至ったとしても、流体の漏えいを検知することで、構造物が破断する前に適切な措置を講じることができ、破断は避けられるとする概念です。LBBの成立を判定するための評価手順及び必要となる評価法を規定しています。
    主な規定項目 (1) 本文

    A.　総則
    B.　評価

    (2) 添付

    添付1　安定限界亀裂長さ評価法
    添付2　亀裂開口変位評価法
    添付3　検知可能亀裂長さ評価法
    添付4　貫通時亀裂長さ評価法

    (3) 付録

    材料特性