| 番 号 | 189 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 沸騰水型原子力発電所 配管減肉管理技術規格2022年版（案） | ||
| 受付開始 | 2022/07/15 | ||
| 受付終了 | 2022/08/15 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 趣旨，特色 | 本規格は，「日本機械学会 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 | 188 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 加圧水型原子力発電所 配管減肉管理技術規格2022年版（案） | ||
| 受付開始 | 2022/07/15 | ||
| 受付終了 | 2022/08/15 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 趣旨，特色 | 本規格は，「日本機械学会 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 | 187 | ||
|---|---|---|---|
| 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），（ＢＷＲ鉄筋コンクリート製格納容器編），（ＰＷＲ鋼製格納容器編）及び（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 | 2022/07/14 | ||
| 受付終了 | 2022/08/15 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 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及びPWR、鋼製格納容器及びコンクリート製格納容器について，それぞれ次の組み合わせにより策定しています。 JSME S NX2 BWR鋼製格納容器編 JSME S NX3 PWRプレストレストコンクリート製格納容器編 JSME S NX4 PWR鋼製格納容器編 JSME S NX5 BWR鉄筋コンクリート製格納容器編 今回の改定においては編集上の修正等と共に，上記４編のガイドラインの記載内容の整合化を図っています。 |
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| 規定項目 | JSME S NX2 BWR鋼製格納容器編
BSCV-1000 総則 JSME S NX3 PWRプレストレストコンクリート製格納容器編 PCCV-1000 総則 JSME S NX4 PWR鋼製格納容器編 PSCV-1000 総則 JSME S NX5 BWR鉄筋コンクリート製格納容器編 RCCV-1000 総則 |
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| 担当者 | 松岡 圭吾 | ||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 186 | ||
|---|---|---|---|
| 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（NC-CC-008-1）（案） | ||
| 受付開始 | 2022/07/12 | ||
| 受付終了 | 2022/08/12 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 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。 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。
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| 規定項目 | （１）本文
SEGP-1000 適用 （２）解説 （３）添付 Mandatory Appendix SEGP-1 配管系の弾塑性応答解析の方法 |
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| 担当者 | 松岡 圭吾 | ||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 185 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 設計・建設規格（2022年版）及び事例規格集＜第Ⅰ編 軽水炉規格＞（2022年 改定0）（案） | ||
| 受付開始 | 2022/07/12 | ||
| 受付終了 | 2022/08/12 | ||
| 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，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。 |
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| 規定項目 | 発電用原子力設備規格 設計・建設規格（2022年版案） （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) |
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| 担当者 | 松岡 圭吾 | ||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 184 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 環境疲労評価手法（2022年版案）（案） | ||
| 受付開始 | 2022/07/07 | ||
| 受付終了 | 2022/08/08 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 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。
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| 規定項目 | （１）本文
EF-1000 一般事項 （２）解説 |
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| 担当者 | 松岡 圭吾 | ||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 183 | ||
|---|---|---|---|
| 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」（NC-CC-002 改定2）及び設計･建設規格＜第Ⅰ編 軽水炉規格＞事例規格集（2020年 改定1）（案） | ||
| 受付開始 | 2022/04/08 | ||
| 受付終了 | 2022/05/09 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 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。 また、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 | 【事例規格】応力腐食割れ発生の抑制に対する考慮（改定２）
（１）本文 適用 （２）添付 はじめに 事例規格集（2020年 改定1） 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 | ||
| 番 号 | 182 | ||
|---|---|---|---|
| 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（案） | ||
| 受付開始 | 2022/02/02 | ||
| 受付終了 | 2022/03/04 | ||
| 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。 |
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| 規定項目 | － | ||
| 担当者 | 松岡 圭吾 | ||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 181 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 維持規格 事例規格 NA-CC-015 ニッケル合金溶接継手の亀裂進展評価（案） | ||
| 受付開始 | 2021/06/28 | ||
| 受付終了 | 2021/08/27 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 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。 | ||
| 規定項目 | 本文
１．適用 解説 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 | |||
| 規格案 | 掲載終了 | ||
| 番 号 | 180 | ||
|---|---|---|---|
| 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（案） | ||
| 受付開始 | 2021/04/16 | ||
| 受付終了 | 2021/06/16 | ||
| 結 果 | 受付終了（ご意見なし） | ||
| 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。 | ||
| 規定項目 | (1) 本文
A. 総則 (2) 添付 添付1 安定限界亀裂長さ評価法 (3) 付録 材料特性 |
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| 担当者 | 渡邊 茂行 | ||
| 規格案 | 掲載終了 | ||