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カテゴリー: 公衆審査

  • 意見受付公告119：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）（案）

     

    番　　号 119
    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）（案）
    受付開始 2014/12/19
    受付終了 2015/02/19
    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うち，シビアアクシデント時にPWR鋼製格納容器に対して要求される耐圧・耐漏えい機能、あるいは放射性物質に対する閉じ込め機能を評価するための、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、評価方法、判定基準並びに限界温度と限界圧力の組合せ、限界温度の算出方法を規定するものです。
    規定項目 総則
    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
    限界温度・圧力の評価
    担当者
    規格案 掲載終了

     

  • 意見受付公告118：発電用原子力設備規格　維持規格（2008年版）,（2012年版（2013年追補を含む））　事例規格　ニッケル合金の大気中の疲労亀裂進展速度（案）

     

    番　　号 118
    規格名称 発電用原子力設備規格　維持規格（2008年版）,（2012年版（2013年追補を含む））　事例規格　ニッケル合金の大気中の疲労亀裂進展速度（案）
    受付開始 2014/12/12
    受付終了 2015/01/13
    結　　果 受付終了（ご意見なし）
    趣旨，特色 　本事例規格は，ニッケル合金の大気中の疲労亀裂進展速度について規定いています。
    　対象材料は，ニッケル合金母材（NCF600，GNCF600 およびGNCF690）および溶接金属（JIS Z 3334 YNiCr-3，JIS Z 3224 DNiCrFe-1J-16，JIS Z 3224 DNiCrFe-3，JIS Z 3224 DNiCrFe-1J，ASME Sec.ⅡPart C SFA-5.14 ERNiCrFe-7 およびASME Sec.Ⅱ Part C SFA-5.11 ENiCrFe-7）です。
    規定項目 本文

    １．適用
    ２．疲労亀裂進展速度の設定

    解説
    担当者
    規格案 掲載終了

     

  • 意見受付公告117：発電用原子力設備規格　設計・建設規格（2014年追補）＜第Ⅱ編　高速炉規格＞（案）

     

    番　　号 117
    規格名称 発電用原子力設備規格　設計・建設規格（2014年追補）＜第Ⅱ編　高速炉規格＞（案）
    受付開始 2014/10/17
    受付終了 2014/11/17
    結　　果 受付終了（ご意見なし）
    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。
    　今回の改訂は，主に以下のとおりです。

    1. 金属温度の定義の解説への追加
    2. 材料規格にS値が規定されていない場合のSo値への読替え
    3. 参照する規格の年版や改訂内容の適切な反映
    4. 誤記修正、表現の適正化
    規定項目 （１）本文（第１章　総則、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）および付録図表
    （２）解　説 （第4章　容器、第13章　高温構造設計）
    担当者
    規格案 掲載終了

     

  • 意見受付公告116：発電用原子力設備規格　維持規格（2014年追補）（案）

     

    番　　号 116
    規格名称 発電用原子力設備規格　維持規格（2014年追補）（案）
    受付開始 2014/10/02
    受付終了 2014/11/04
    結　　果 受付終了（ご意見なし）
    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。
    　今回は，検査章において，JEAG4208-2012 SGのECT指針改定対応，長手継手の試験範囲にかかわる記載の適正化を行っております。補修章において，参照している溶接規格の図表等の番号の見直しを行っております。
    規定項目 （１）本文

    I　検査
    R　補修

    （２）解説
    担当者
    規格案 掲載終了

     

  • 意見受付公告115：発電用原子力設備規格　材料規格（2014年追補）（案）

     

    番　　号 115
    規格名称 発電用原子力設備規格　材料規格（2014年追補）（案）
    受付開始 2014/10/01
    受付終了 2014/11/04
    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～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の年版変更の反映，記載の適正化などを行っています。
    規定項目 （１）本文および添付

    Part 1　総則
    Part 2　材料仕様
    Part 3　設計応力強さ，許容引張応力，設計降伏点，設計引張強さ，縦弾性係数，線膨張係数及び外圧チャート
    添付　新規材料採用ガイドライン

    （２）解説
    担当者
    規格案 掲載終了

     

  • 意見受付公告114：発電用原子力設備規格　溶接規格　事例規格集（案）

     

    番　　号 114
    規格名称 発電用原子力設備規格　溶接規格　事例規格集（案）
    受付開始 2014/09/26
    受付終了 2014/10/27
    結　　果 受付終了（ご意見なし）
    趣旨，特色 　日本機械学会　発電用原子力設備規格　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はかったものです．全体を「溶接規格」，「溶接施工法認定標準」，「溶接士技能認定標準」，「解説」の４部構成とし，溶接施工法と溶接士については，認証・認定（認定の際の試験方法，判定基準）に活用できるよう標準要領として定めています．
    　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訂を行っています．
    規定項目 事例規格集
    事例規格一覧表
    担当者
    規格案 掲載終了

     

  • 意見受付公告113：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製格納容器編）（案）

     

    番　　号 113
    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製格納容器編）（案）
    受付開始 2014/09/26
    受付終了 2014/11/26
    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うち，シビアアクシデント時にＰＷＲプレストレストコンクリート製格納容器に対して要求される耐圧・耐漏えい機能、あるいは放射性物質に対する閉じ込め機能を評価するための、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、評価方法、判定基準並びに限界温度と限界圧力の組合せ、限界温度の算出方法を規定するものです。
    規定項目 総則
    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
    限界温度・圧力の評価
    担当者
    規格案 掲載終了

     

  • 意見受付公告112：使用済燃料貯蔵施設規格　金属キャスク構造規格（2014年版）（案）

     

    番　　号 112
    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（2014年版）（案）
    受付開始 2014/09/24
    受付終了 2014/10/24
    結　　果 受付終了（ご意見あり）
    趣旨，特色 　本規格は輸送貯蔵兼用の金属キャスクに関する構造等の技術的諸規定を定めるものです．本規格は，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,　当会の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規定や国内試験研究の成果を，技術的な検討を踏まえた上で規格へ反映しており，合わせて貿易障壁の除去と国際整合性も図ったものです．
    　今回の改訂は，他規格との整合・取込み，あるいは事例規格や質疑応答結果の取込みや反映，最新知見の反映等を考慮して改訂を行っています．
    規定項目 第Ⅰ編　総則
    第Ⅱ編　機械試験および非破壊試験
    第Ⅲ編　金属キャスク（材料，設計，製造，検査）
    解説
    担当者
    規格案 掲載終了

     

  • 意見受付公告111：発電用設備規格　発電用設備規格関連の材料事象に関する解説（案）

     

    番　　号 111
    規格名称 発電用設備規格　発電用設備規格関連の材料事象に関する解説（案）
    受付開始 2014/07/04
    受付終了 2014/09/04
    結　　果 受付終了（ご意見なし）
    趣旨，特色 　発電用設備に使用される種々の鉄鋼材料および非鉄材料の材料特性は、それらの製造工程によって影響を受ける可能性がある。また、それ以上に供用中に発生する冶金学的変化および腐食機構によっても影響を受ける可能性がある。設備機器の設計者は、長期の安全な運用を確保するために、適切な材料選択を行って、このような変化や材料特性への影響を最小限にする必要がある。本解説は、ASME規格 Section IIのNonmandatory Appendicesを踏まえて、日本機械学会発電用設備規格を利用する設計者のために、材料事象の基本的内容をまとめたもので、設計者らの適切な材料選定のための情報を与えるものである。
    規定項目 A-100　一般
    A-200　冶金学的変化
    A-300　均一腐食
    A-400　局部腐食　　
    A-500　冶金学的影響による腐食
    A-600　流動によって助長される腐食・壊食　　
    A-700　環境誘起脆化および割れ
    A-800　機械的損傷メカニズム　　
    A-900　ボイラ関連の材料事象
    担当者
    規格案 掲載終了

     

  • 意見受付公告110：発電用原子力設備規格　設計・建設規格（2014年追補）＜第Ⅰ編　軽水炉規格＞（案）

     

    番　　号 110
    規格名称 発電用原子力設備規格　設計・建設規格（2014年追補）＜第Ⅰ編　軽水炉規格＞（案）
    受付開始 2014/06/24
    受付終了 2014/07/24
    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。
    　今回の追補は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，設計・建設規格の事例規格集を規格本体と合本する形で発行，出版することとします。
    規定項目 （１）本文および添付

    第１章　総則，第４章　容器，第５章　管，第６章　ポンプ，第９章　支持構造物，第１１章　耐圧試験

    （２）解　説

    （３）事例規格集
    担当者
    規格案 掲載終了