| 番 号 | 209 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 高速炉溶接規格（2025年版）（案） | ||
| 受付開始 | 2025/10/28 | ||
| 受付終了 | 2025/11/28 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 趣旨，特色 | 発電用原子力設備規格 高速炉溶接規格は，ナトリウム冷却型高速炉発電所の原子力設備に対する溶接の技術的諸規定を定めるもので，同設備の溶接施工に適用するものです。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。 今回の改定では，次の事項を改定しています。
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| 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 |
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| 担当者 | 井上 昭徳 | ||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 208 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用設備規格 金属材料各種推奨試験方法（JSME S CB2-20XX） | ||
| 受付開始 | 2025/07/07 | ||
| 受付終了 | 2025/09/08 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 趣旨，特色 |
本規格は、次の日本機械学会発電用設備規格の新規材料採用ガイドライン類に基づいて材料物性データを取得する試験を行う際に、推奨される室温引張試験、高温引張試験、クリープ試験及びクリープ破断試験の方法を記載した規格である。
本規格では、我が国の試験に関連するJIS規格を参考にし、国内外の規格動向及び将来の各種試験の方向性を考慮したほか、我が国の材料試験業界の現実的な対応状況（所有する試験機の性能等）を踏まえ、一定の許容範囲も設け、柔軟に対応できるようにした。
なお、本規格では、規格のユーザビリティを考慮し、規定番号、規定名称、及び用語類については、参照したJIS規格に整合させている。また、本規格による試験方法は、従前の材料規格及びその基となった材料試験にバックフィットして適用するものではない。
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| 規定項目 |
第I部 推奨室温引張試験方法
第II部 推奨高温引張試験方法
第III部 推奨クリープ及びクリープ破断試験方法
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| 担当者 | 井上昭徳 | ||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 207 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 維持規格 事例規格 NA-CC-017 オーステナイト系ステンレス鋼のPWR一次系水質環境中のSCC 亀裂進展速度（案） | ||
| 受付開始 | 2025/01/15 | ||
| 受付終了 | 2025/02/14 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 趣旨，特色 | この事例規格は、PWR 一次系水質環境中におけるオーステナイト系ステンレス鋼のSCC 亀裂進展速度を規定します。 対象材料は，鋳造を除く非照射のオーステナイト系ステンレス鋼（SUS304，SUS316）の母材（溶接熱影響部を含む）としています。 |
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| 規定項目 | ＜本文＞
＜解説＞ |
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| 担当者 | 渡邊 茂行 | ||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 206 | ||
|---|---|---|---|
| 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（2025年版）（案） | ||
| 受付開始 | 2025/01/09 | ||
| 受付終了 | 2025/02/10 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 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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| 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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| 担当者 | 渡邊 茂行 | ||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 205 | ||
|---|---|---|---|
| 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（2025年版）（案） | ||
| 受付開始 | 2025/01/09 | ||
| 受付終了 | 2025/02/10 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 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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| 規定項目 | （１）本文および解説
A 総則 （２）参考資料 |
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| 担当者 | 渡邊 茂行 | ||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 204 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 溶接規格2024年版、事例規格集及び事例規格（NB-CC-005）デジタル検出器を用いた溶接継手の放射線透過試験方法（案） | ||
| 受付開始 | 2024/11/11 | ||
| 受付終了 | 2024/12/11 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 趣旨，特色 | 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、以下の技術的改定を行っています。
併せて溶接規格事例規格集の一覧表の改定を行っています。 事例規格（NB-CC-005）「デジタル検出器を用いた溶接継手の放射線透過試験方法」は、既存の溶接規格（JSME S NB1）で規定されているフィルムRTに加え、デジタルRTも適用可能とするため、撮影手法や判定に関する規格を新たに制定したものです。 |
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| 規定項目 | 【溶接規格2024年版】
第１部 溶接規格 【事例規格 デジタル検出器を用いた溶接継手の放射線透過試験方法】 本文
解説 |
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| 担当者 | 松岡 圭吾 | ||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 202 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 材料規格（2024年版）（案） | ||
| 受付開始 | 2024/10/28 | ||
| 受付終了 | 2024/11/28 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 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、材料規格2012年版技術評価時の「適用に当たっての条件」への対応、JISの2022年及び2023年の改正反映、正誤表の反映等を行っています。 |
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| 規定項目 | （１）本文および添付
Part 1 総則 （２）解説 |
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| 担当者 | 松岡 圭吾 | ||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 203 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 維持規格 （2024年版）（案）及び事例規格集（案） | ||
| 受付開始 | 2024/10/24 | ||
| 受付終了 | 2024/11/25 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 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。 2024年版では，PWRラジアルキーの検査の追加，原子炉容器内表面の検査要求の見直し，耐震クラス記載の見直し，補修章の地震荷重表記の見直し，解説第一部（評価）並びに解説第二部（評価）の表現の適正化，解説第二部（評価）の体裁の見直し，他学協会引用規格の適用年版，事例規格一覧表などに伴う改定を実施します。 |
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| 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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| 担当者 | 渡邊 茂行 | ||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 201 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 竜巻飛来物の衝撃荷重による構造物の構造健全性評価手法ガイドライン（2024年版）（案） | ||
| 受付開始 | 2024/10/02 | ||
| 受付終了 | 2024/11/04 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 趣旨，特色 | 本ガイドラインは、我が国の発電用軽水型原子炉施設等の供用期間中に極めてまれに発生する突風・強風を引き起こす自然現象である竜巻及びその随伴事象等によって原子炉施設の安全性を損なうことのない設計とするために、竜巻による設計荷重及び構造健全性の評価手法を規定するものです。 今回の改定では、最新の審査動向を踏まえたグレーデッドアプローチの追記、他規格の年版変更の取込、規定内容の充実および軽微な編集上の修正等を行っています。 |
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| 規定項目 | A 総則 B 竜巻影響評価の概要 C 設計飛来物の設定 D 簡易モデルによる構造健全性評価 E 衝撃解析コードによる構造健全性評価 Appendix |
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| 担当者 | 松岡 圭吾 | ||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 200 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 設計・建設規格（2024年版）及び事例規格集＜第Ⅰ編 軽水炉規格＞（2024年 改定0）（案） | ||
| 受付開始 | 2024/08/01 | ||
| 受付終了 | 2024/09/02 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 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、JIS長手溶接鋼管の許容引張応力の説明の追加、引用JIS年版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。 |
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| 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 （２）解説 事例規格集案（2024） 事例規格一覧表（事例規格と適用可能年版一覧） |
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| 担当者 | 松岡 圭吾 | ||
| 規格案 | 掲載終了 | ||