| 規格番号 | JSME S NA2-2021 | ||
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| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 高速炉維持規格（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）維持 高速炉 | 制定日 | 2021/06/23 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2023/12/22 |
| 趣旨，特色 | 本規格は，運転開始後における高速炉のクラス1機器及びクラス1機器の支持構造物の維持に関する技術的諸規定を定めたものです。軽水炉を対象とした発電用原子力設備規格 維持規格及び液体金属炉を対象としたアメリカ機械学会ボイラ圧力容器規格Section XI Division 3（Code Case N-875を含む）を参考にしながら，高速炉の特徴を考慮した規定としました。ナトリウムを内包する機器の内、構造健全性が損なわれたときに原子力施設に与える影響が大きい機器については、破断前漏えい（LBB）の成立を前提とした連続漏えい監視試験を要求しています。 | ||
| 主な規定項目 | (1) 本文
AF 総則 (2) 解説 |
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| 規格番号 | JSME S NH-CC-001 | ||
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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 事例規格 放射線透過画像による厚さ測定を用いた減肉管理に関する規定 | ||
| 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）配管減肉 | 制定日 | 2021/03/24 |
| 種別 | 事例規格 | 発行日 | 2021/03/24 |
| 趣旨，特色 | 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（JSME S NH1）では、現在管理に適用する試験（肉厚測定） として超音波厚さ測定方法のみを規定しており、その他の測定方法を適用する場合には、 設備管理者がその技術的妥当性をあらかじめ確認した上で適用することを要求しています。
実際に沸騰水型原子力発電所では、従来から一部の配管要素に対して放射線透過画像による 肉厚測定も適用されておりますが、上記要求規定により定期事業者検査毎にその技術的妥当性確認を実施する必要があり、また、その確認内容にばらつきが生じる可能性がありました。 そこで、減肉管理プロセスの内容及びレベルを統一し、当該部の減肉管理の合理化及び品質向上を図ることを目的として、放射線透過画像を用いた肉厚測定の具体的な要求事項を事例規格 として制定するものです。 |
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| 主な規定項目 |
添付資料 1 放射線透過画像による厚さ測定の試験及び評価の記録の記載項目例 |
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| 規格番号 | JSME S NC2-2020 | ||
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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（2020年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2020 |
| 科目 | 原子力）設計・建設 高速炉 | 制定日 | 2020/12/24 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2022/07/15 |
| 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。
2020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 NA1-2020 | ||
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| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 維持規格（2020年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2020 |
| 科目 | 原子力）維持 | 制定日 | 2020/12/24 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2022/06/20 |
| 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。
2020年版では，バッフルフォーマボルトの個別検査・評価規定，制御棒ｸﾗｽﾀ案内管の個別検査・評価規定，添付E-6 KIa及びKICの規定，添付E-9 弾塑性破壊力学評価法，他学協会引用規格の適用年版，地震荷重の見直し，事例規格一覧表，ならびに記載の適正化等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 NJ1-2020 | ||
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| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 材料規格（2020年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2020 |
| 科目 | 原子力）材料 | 制定日 | 2020/12/24 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2021/12/27 |
| 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。
今回の改定は線膨張係数及び縦弾性係数の見直し、JISの年版変更の反映等を行っています。 |
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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 NC1-2020 | ||
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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Ⅰ編 軽水炉規格（2020年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2020 |
| 科目 | 原子力）設計・建設 軽水炉 | 制定日 | 2020/09/28 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2022/04/30 |
| 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。
今回の改定版は, 推奨表記集他に基づく全面的編集上の修正，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, 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定を行っています。 |
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| 主な規定項目 | （１）本文および添付
第１章 総則 （２）解説 |
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| 規格番号 | JSME S NA-CC-014 | ||
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| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 維持規格 事例規格 BWRのクラス１低炭素ステンレス鋼管類の検査と評価 | ||
| 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 | 2020/09/28 |
| 種別 | 事例規格 | 発行日 | 2020/09/28 |
| 趣旨，特色 | ＜趣旨＞
国内の沸騰水型原子炉（BWR）の低炭素ステンレス鋼製の原子炉再循環系配管の溶接継手に多くの応力腐食割れ（SCC）が確認されており，平成15年（2003年）には，旧原子力安全・保安院から「発電用原子力設備における破壊を引き起こすき裂その他の欠陥の解釈について」が発行され，検査が重点的に行われており国内での点検実績が蓄積してきた。また，SCCに関する研究成果なども得られたことから，これらの成果を踏まえてこの事例規格を定めた。 ＜特色＞ この事例規格は，沸騰水型原子炉（BWR）のオーステナイト系低炭素ステンレス鋼を用いた原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管類に発生する可能性がある応力腐食割れに対する代替検査（体積検査）と，検出されたひびの亀裂評価基準を規定したものである。 |
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| 主な規定項目 | ＜本体＞
＜解説＞ |
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| 規格番号 | JSME S NB1-2020 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 溶接規格（2020年版） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2020 |
| 科目 | 原子力）溶接 | 制定日 | 2020/09/28 |
| 種別 | 年版 | 発行日 | 2022/01/11 |
| 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． 今回は，耐圧代替非破壊試験の明確化，溶接技能等の用語の見直し等の改定を行っています． 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． |
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| 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 |
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| 規格番号 | JSME S NJ1-2019a | ||
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| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 材料規格（2019年追補） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2019a |
| 科目 | 原子力）材料 | 制定日 | 2019/12/17 |
| 種別 | 追補 | 発行日 | 2020/09/10 |
| 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．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～Part 7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．
今回の追補はJIS規格の2018年改正反映，マルテンサイト系ステンレス鋼の扱いの見直し，800℃までの高温のS値の見直し，焼入性を保証した構造用鋼鋼材SCM440H及びSCM445Hの取込み及び記載の適正化等を行っています． |
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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 NC1-2019a | ||
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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Ⅰ編 軽水炉規格（2019年追補） | ||
| 専門名称 | 発電用原子力設備規格 | 年版（改定） | 2019a |
| 科目 | 原子力）設計・建設 軽水炉 | 制定日 | 2019/12/17 |
| 種別 | 追補 | 発行日 | 2020/08/31 |
| 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。
今回の改訂版は，中空ナット材に対する破壊靭性規定の明確化，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，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。 |
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| 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４章 容器，第６章 ポンプ，第８章 支持構造物，第９章 炉心支持構造物） （２）解 説 |
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