| 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 |
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| 担当者 | |||
| 規格案 | 掲載終了 | ||