軽水型原子力発電所に設置する機器の非延性破壊防止のため,機器構成材料に対する破壊靭性の妥当性を確認するための試験方法および合格基準等について規定している。
今回の改定では、「原子炉構造材の監視試験方法 JEAC 4201-2007」において中性子照射による関連温度移行量の予測方法が改定されたことに伴い、附属書に記載の予測方法を改定する等の見直しを行った。
第 1 章 総 則
FA-1000 一 般 事 項
FA-1100 適 用 範 囲
FA-1200 試験を行う範囲
FA-1210 対象となる機器
FA-1220 対象となる材料
FA-1300 落重試験及び衝撃試験
FA-1310 試 験 方 法
FA-1320 試験片の採取位置
FA-1330 試験片の採取方向
FA-1331 落 重 試 験 片
FA-1332 衝 撃 試 験 片
FA-1340 試 験 の 数
FA-2000 用語の定義
第 2 章 クラス1機 器
FB-1000 対象となる材料
FB-2000 合 格 基 準
FB-2100 容器材料(ボルト材を除く)
FB-2200 炉心領域材料
FB-2300 管,ポンプ,弁用材料(ボルト材を除く)
FB-2400 ボ ル ト 材
FB-3000 再 試 験
FB-3100 落 重 試 験
FB-3200 衝 撃 試 験
FB-4000 原子炉圧力容器に対する供用期間中の破壊靭性の要求
FB-4100 原子炉圧力容器に対する供用期間中の耐圧・漏えい試験及び運転条件の制限
FB-4200 原子炉圧力容器に対する供用期間中の破壊靭性の要求
第 3 章 クラスMC容器
FE-1000 対象となる材料
FE-2000 合 格 基 準
FE-2100 容 器 材 料
FE-2200 ボ ル ト 材
FE-3000 再 試 験
FE-3100 厚さ63 mm以下のボルト材以外の容器材料
FE-3200 厚さ63 mmを超えるボルト材以外の容器材料
FE-3300 ボルト材
第 4 章 クラス2機器
FC-1000 対象となる材料
FC-2000 合 格 基 準
FC-2100 機 器 材 料
FC-2200 ボ ル ト 材
FC-3000 再 試 験
第 5 章 クラス3容器・配管
FD-1000 対象となる材料
FD-2000 合 格 基 準
FD-2100 容器・管材料
FD-2200 ボ ル ト 材
FD-3000 再 試 験
第 6 章 支 持 構 造 物
FF-1000 対象となる材料
FF-2000 合 格 基 準
FF-2100 ボルト材以外の材料
FF-2200 ボ ル ト 材
FF-3000 再 試 験
FF-3100 ボルト材以外の材料
FF-3200 ボルト材
第 7 章 炉 心 支 持 構 造 物
FG-1000 対象となる材料
FG-2000 合 格 基 準
FG-2100 厚さ50 mm以下又はマルテンサイト系ステンレス鋼の炉心支持構造物材
FG-2200 厚さ50 mmを超える炉心支持構造物材
FG-2300 ボ ル ト 材
FG-3000 再 試 験
第 8 章 そ の 他 重 要 な 機 器
FH-1000 その他重要な機器
附属書目次
附属書A 非延性破壊防止のための解析法
附属書B 横膨出量の測定方法
附属書C 供用状態C,Dにおける加圧水型原子炉圧力容器の炉心領域部に対する
非延性破壊防止のための評価方法
附属書D 破壊靭性試験の方法
附属書E 破壊靭性評価方法
附属書F 応力拡大係数
附属書G 上部棚吸収エネルギーが68Jを下回る原子炉圧力容器の健全性評価方法
附属書H 弾性解析によるJ積分
解 説 目 次
第1章 総則
(解説-FA-1100-1) 適 用 範 囲
(解説-FA-1210-1) 対象となる機器
(解説-FA-1300-1) 落重試験及び衝撃試験
第2章 クラス1機器
(解説-FB-1000-1) 厚 さ
(解説-FB-1000-2) 管継手,フランジ,ポンプ及び弁の厚さ
(解説-FB-2100-1) 機器の最低使用温度
(解説-FB-2100-2) 材料の関連温度
(解説-FB-2100-3) 横 膨 出 量
(解説-FB-2200-1) 炉心領域材料の初期破壊靭性の要求
(解説-FB-4100-1) 原子炉圧力容器に対する供用期間中の耐圧・漏えい試験及び
運転条件の制限
(解説-FB-4200-1) 原子炉圧力容器に対する供用期間中の破壊靭性の要求
(解説-FB-4200-2) 上部棚吸収エネルギーが68Jを下回る原子炉圧力容器の評価
(解説-FB-4200-3) 試験状態に対する温度制限
第3章 クラスMC容器
(解説-FE-2100-1) クラスMC容器,クラス2機器及びクラス3容器・配管材料の合格基準
第6章 支持構造物
(解説-FF-2000-1) 支持構造物の材料の合格基準
附属書
(解説-附属書A-3112) RTNDT要求値の算出方法,材料の参照破壊靭性
(解説-附属書A-3113) 最大仮想欠陥
(解説-附属書A-3120) 供用状態C及びDの評価方法
(解説-附属書A-3220) 原子炉圧力容器の供用状態A及びBの評価方法
(解説-附属書C-1000-1) PTS事象
(解説-附属書C-3110-1) 破断前漏えい(LBB)概念の適用
(解説-附属書C-3110-2) 大破断LOCAの取扱
(解説-附属書C-4000-1) KIc評 価 式
(解説-附属書E-1000-1) 破壊靭性評価式
(解説-附属書E-5120-1) TCVの計算方法
(解説-附属書G-1000-1) 上部棚吸収エネルギーが68Jを下回る原子炉圧力容器の
健全性評価方法
(解説-附属書G-3200-1) 国内上部棚破壊靭性評価式
(解説-附属書G-4000-1) 最大仮想欠陥
(解説-附属書G-5000-1) 過渡条件
(解説-附属書G-6000-1) き裂進展力
(解説-附属書G-7000-1) 判定基準
本規程は,わが国における原子力発電所に設置する機器を構成する材料の破壊靭性の妥当性を確認する試験方法および合格基準等について規定したものであり,The American Society of Mechanical Engineers Code Section III Nuclear Power Plant Components(以下,「ASME Section III」という。)を参考として1973年に初版が発行され,その後ASME Section IIIの改定等を参考に種々の改定を行ってまいりました。
今回の改定では,JEAC4201において中性子照射による関連温度移行量の予測方法が改定されたことに伴い附属書に記載の予測方法を改定する等見直しを行っております。
今後,本規程を利用される皆様の率直なご批判とご助言により,さらに追補と改定に努めたいと念じております。
平成19年12月
原子力規格委員会
構造分科会
分科会長 小林英男