| 番 号 | 038 | ||
|---|---|---|---|
| 規格名称 | 発電用原子力設備規格 維持規格（2008年版）のうち原子炉停止間隔の柔軟な運用に伴う検査間隔等の規定の旧版からの見直し（案） | ||
| 受付開始 | 2008/01/23 | ||
| 受付終了 | 2008/03/24 | ||
| 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，原子炉停止間隔の柔軟な運用が国レベルで検討されていることを踏まえ，停止間隔の変更に備えて，見解を明確化するとともに，引用する規格の変更等が必要な部分について改訂を実施するものです． |
||
| 規定項目 | 検査編 IE-2510 表IE-2500-4 クラスMC容器 漏えい試験
評価編 EE-1230 クラスMC容器 漏えい試験 試験の詳細は，維持規格内で引用する日本電気協会規程「原子炉格納容器の漏えい率試験規程（JEAC4203-2004）」に従うが，判定基準は現状の原子炉停止間隔を前提として定められている． 検査編 解説 表IB-2500-14 Uチューブタイプの蒸気発生器伝熱管の試験程度 原子炉停止間隔が変更された場合に備え，従来の記載事項を適正化（解説表IB-2500-14-1）するとともに，従来解説の無かった試験程度について，見解を明確化する解説を追記する．（解説表IB-2500-14-2） |
||
| 担当者 | |||
| 規格案 | 掲載終了 | ||