| 番 号 | 109 | ||
|---|---|---|---|
| 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（2014年版）（案） | ||
| 受付開始 | 2014/06/23 | ||
| 受付終了 | 2014/07/23 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 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。 今回の改訂版は，コンクリート製原子炉格納容器に関する施工，検査，構造性能確認試験，供用期間中検査等に関する改訂を行っています。 |
||
| 規定項目 | （１）本文 （２）解説 |
||
| 担当者 | |||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 108 | ||
|---|---|---|---|
| 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 欠陥評価における「原子力発電所耐震設計技術規定」（JEAC4601-2008）に基づく地震力の扱い（案） | ||
| 受付開始 | 2014/06/16 | ||
| 受付終了 | 2014/07/16 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 趣旨，特色 | 本事例規格は，「原子力発電所耐震設計技術規程」（JEAC4601-2008）に規定する地震力を用いて欠陥評価を実施する場合に適用し、地震動および地震力の置き替えを規定している。 今回は、対象規定としてクラス２，３機器の欠陥評価を追加している。 |
||
| 規定項目 | 本文
１．適用 解説 |
||
| 担当者 | |||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 107 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 溶接規格2014年追補（案） | ||
| 受付開始 | 2014/06/13 | ||
| 受付終了 | 2014/07/14 | ||
| 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． 今回の追補は，ＪＩＳ規格適用年版の見直し，電子ビーム溶接施工法の確認項目及び解説の改訂等を行っています． |
||
| 規定項目 | 第１部 溶接規格 第２部 溶接施工法認証標準 第３部 溶接士技能認証標準 第４部 解説 |
||
| 担当者 | |||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 106 | ||
|---|---|---|---|
| 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）（案） | ||
| 受付開始 | 2013/12/20 | ||
| 受付終了 | 2014/02/20 | ||
| 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，ＢＷＲ（沸騰水型軽水炉）の鋼製格納容器を対象とした，シビアアクシデント時の構造健全性評価ガイドラインを定めたものです。ガイドラインではシビアアクシデントを含む設計基準を超える状態時に格納容器に対して要求される耐圧・耐漏えい機能，或いは放射性物質の閉じ込め性能を評価するため，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，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しています。こ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共に，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。 | ||
| 規定項目 | 用語等の定義 BFCV-1000 総則 BFCV-2000 シビアアクシデント時の要求機能，想定破壊モード及び評価フロー BFCV-3000 限界温度・圧力の評価 BFCV-4000 極限温度の評価 Appendix1 圧縮永久変形量の算出方法 |
||
| 担当者 | |||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 105 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 維持規格（2013年追補）（案） | ||
| 受付開始 | 2013/10/02 | ||
| 受付終了 | 2013/11/05 | ||
| 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，JEAG 渦電流探傷試験指針の取込，クラス2，3機器の漏えい試験範囲の明確化，アライナブラケット等の個別検査対象からの除外理由の明確化などを行っております。評価章においては，クラス2，3配管の欠陥評価方法の改訂，ステンレス鋼の材料定数誤記の修正などを行っております。補修章においては，磨き加工による応力改善方法の規定，封止溶接方法の規定を行っております。 |
||
| 規定項目 | （１）本文
A 総則 （２）解説 |
||
| 担当者 | |||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 104 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 材料規格（2013年追補）（案） | ||
| 受付開始 | 2013/09/26 | ||
| 受付終了 | 2013/10/28 | ||
| 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～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，外圧チャートの見直し，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 （２）解説 |
||
| 担当者 | |||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 103 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 溶接規格2013年追補案及び事例規格集（案） | ||
| 受付開始 | 2013/09/17 | ||
| 受付終了 | 2013/10/17 | ||
| 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． 今回の追補は，継手区分の明確化，耐圧代替非破壊試験の明確化等の見直しなどを行っています． また今回，事例規格集も合わせて発刊することとしています。 |
||
| 規定項目 | 第１部 溶接規格 第２部 溶接施工法認証標準 第４部 解説 事例規格集 |
||
| 担当者 | |||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 102 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 設計・建設規格（2013年追補）＜第Ⅱ編 高速炉規格＞（案） | ||
| 受付開始 | 2013/06/28 | ||
| 受付終了 | 2013/07/29 | ||
| 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。
|
||
| 規定項目 | (1) 本文および付録図表 (2) 解 説 |
||
| 担当者 | |||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 101 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 設計・建設規格（2013年追補）＜第Ⅰ編 軽水炉規格＞（案） | ||
| 受付開始 | 2013/06/28 | ||
| 受付終了 | 2013/07/29 | ||
| 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。事例規格集の発行に伴う主要な変更点は以下のとおりです。
|
||
| 規定項目 | (1) 本文および添付
第１章 総則，第３章 非破壊試験，第４章 容器，第５章 管，第６章 ポンプ (2) 解 説 (3) 事例規格集 |
||
| 担当者 | |||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 100 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 外部事象シビアアクシデント対策 設備設計ガイドライン（BWR編）（案） | ||
| 受付開始 | 2013/06/26 | ||
| 受付終了 | 2013/08/26 | ||
| 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，BWR（沸騰水型軽水炉）を対象とした，外部事象シビアアクシデント時の設備設計ガイドラインを定めたものです。外部事象とは自然現象や人的要因による外部から原子力発電所の安全性に影響を及ぼす事象のことで，その様な事象が発生した際，BWRプラントがシビアアクシデント発生を防止できる様な，また万が一シビアアクシデントが発生したとしても，その影響を緩和できる様な設備設計ガイドラインを規定するものです。 | ||
| 規定項目 | Ａ 総則 Ｂ ＳＡの発生防止策 ＢＡ 代替設備による対策 ＢＢ 本設設備による対策 Ｃ ＳＡの影響緩和策 Ｄ ＳＡ対応プログラムの強化に関する対策 Ｅ その他の対策に関する提言 |
||
| 担当者 | |||
| 規格案 | 掲載終了 | ||