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約2年~9年

4. 結  論

NRCにおけるASMEの規格適用に際してのプロセス等の調査(第2章)及びASME OM-2001 コード(運転、補修)に関する調査(第3章)についての結果を以下に示す。

4.1 NRCにおける ASME規格適用に際してのプロセス等の調査

NRC は、10CFR50.55a で ASME 規格及びアデンダを規制に取り入れている。また ASME が規格発行後に顕在化する規格が適用できない特別の事例等に関して発行するコード・ケース を規制として容認するかどうかの判断をRegulatory Guide を発行して明確にしている。

本調査では、ASMEにおける原子力に関する主要なコードであるSection Ⅲ及びXIの中か ら、最近の代表的なコード・ケースを5件選定し、それらのコード・ケースがどのよう背景で 提案され、ASME内でどのように審議、承認、発行されているか、またNRCがコード・ケー スの ASME内での検討にどのように関係し、NRC の規制にどのように取り込まれているかの 状況を調査した。本調査により、NRCにおける民間規格の容認プロセスが確認され、今後我が 国における民間規格の活用に際しての参照とすることができた。

(1) NRCは、ASMEの各種検討会に積極的に参加しており、各委員が投票権を持ち、各コード・

ケースの提案から審議、承認に至るまで参加している。また、2003年8月 1日時点で、NRC は、18の米国の規格作成団体(ASME 等)の約 280の関係委員会に135名の職員を参加させ ており、ASMEの63の委員会等に31名を参加させている。コード・ケースがASMEにより 承認された後、NRC の原子力規制研究局により ASME での検討経緯等をまとめた文書が作 成され、NRCの関連部門に配布され、検討が開始される。重要なコード・ケースの場合には、

NRCスタッフ以外に、国立研究所等の外部のスタッフが参加する場合もある。

(2) NRCでは、コード・ケースの容認の可否を判断する基準を確立していないが、一般に、技術 内容を含む検討が行われている。本調査では、ASME での承認から NRC による容認の決定 まで、早いもので約2年半、遅いもので約6年の歳月が費やされていることが確認された。

(3) NRC は、認可取得者が ASME 規格の新版及び新アデンダを取込む検討期間が長いと懸念し ていることを認識し、検討期間を短縮した新しいASME 規格の適用プロセスを 2003年5月 から運用している。NRCによる評価では、10CFR50.55a「規格及び基準」の改定頻度(新版 及び新アデンダの取込み)は、従来の3〜4年から2〜3年程度に短縮されると見積もられて いる。

4.2 ASME OM-2001規格(運転、補修)に関する調査

10CFR50.55aで引用され、運転保守規制及び管理に適用されている ASME OM-2001規格に 関し、コード・ケースの NRC における容認状況、事業者における運用状況、OM 規格の改訂 動向等について調査した。本調査により、運転保守規制及び管理における供用期間中検査(ISI) 及び試験(IST)に関する規制体系、民間規格容認状況及びASME OM 規格の体系、規格等の確 認ができた。

(1) ASME OM 規格は、原子炉の安全停止、安全停止状態の維持、あるいは事故影響の緩和にお

ける特定の機能を遂行するために必要となるポンプ、弁、圧力逃し装置、及び動的レストレ イント(スナバ)の供用前及び供用期間中試験を対象としている。今後は、供用期間中検査 はASME Code Section XI に、供用期間中試験はASME OM Code に整理・統合する方向で ある。

(2) ASME OM 委員会では、パフォーマンスと同様にリスクを規格に取り入れることに勢力を注

いでいる。短期的な目標は、既存の OM コード及び安全上の重要度が低いポンプ及び弁の取 扱いに関するリスク情報に基づく供用期間中試験コードを、ASME OM Code ISTE(ドラフ ト)として統合することである。また、ISTEの作成に伴い、リスク知見あるいはリスク情報 に基づくコード・ケースの統合あるいは改定が検討されている。

(3) NRCは、供用期間中検査プログラムを作成する際には ASME Code Section XIを、供用期間 中試験プログラムを作成する際にはASME OM Codeを参照できることを10CFR50.55aに示 している。容認しているASME OM規格のバージョンは、1995年版から 2000年アデンダで ある。また、コード・ケースについては、Regulatory Guide 1.192, Revision 0「容認されて いるASME OM コード・ケース」及びRegulatory Guide 1.193, Revision 0「容認されてい ないASMEコード・ケース」に示されている(容認:6件、条件付き容認:6件、非容認:1 件)。但し、Section XI 及びOM 規格のいずれにおいても対象となる機器の定義は明確に示 されていないためNRCは、供用期間中試験プログラムを作成するためのガイダンス(Generic Letter 89-04及びNUREG-1482「原子力発電所の供用期間中試験に関するガイドライン(1995 年4月)」)を公表している。

(4) 各電力会社は、当該プラントの供用期間中試験プログラムを 10 年毎に作成し、NRC の審査

/承認を受けている。供用期間中試験プログラムは次のインターバルに入る前に作成するが、

その時点において 10CFR50.55a「規格及び基準」で参照されている ASME OM 規格に従っ て作成されている。

参考文献

2章

• 2001 ASME Boiler & Pressure Vessel Code, Code Case : Nuclear Component, 2001 Edition, July 1, 2001.

• Regulatory Guide 1.84, Revision 32, “Design and Fabrication and Materials Code Case Acceptability, ASME Section III”, June 2003.

• Regulatory Guide 1.147, Revision 13, reprint, “Inservice Inspection Code Case Acceptability--ASME Section XI, Division 1”, January 2004.

• Regulatory Guide 1.193, Revision 0, “ASME Code Cases Not Approved For Use”, June 2003.

• Handouts of NRC/Industry Meeting on ASME Code Case Process Improvements, November 20, 2002.

• SECY-03-0078, “NRC Staff-Sponsored Rulemaking – Code and Standards (10FR50.55a)”, May 15, 2003.

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• 69FR879, “Industry Code and Standards ; Amended Requirements”, January 7, 2004.

• Bishop, B.A., and Phillips, J.H., Prioritizing Aged Piping for Inspection using a Simple Probabilistic Sturctural Analysis Model (SRRA),” ASME Transactions of Pressure Vessel and Piping Conference, New York, 1993.

• Phillips, J.H. et.al., “Investigation of the Risk Significance of Passive Components using PRA Techniques, “ Fatigue, Fracture, and Risk , ASME PVP Vol. 241, 1992.

• American Society of Mechanical Engineers, Risk-Based Inspection -- Development of Guidelines, Volume 1 – General Document, CRTD Vol. 20-1, ASME Research Task Force on Risk-Based Inspection Guidelines, Washington, D.C., 1991.

• American Society of Mechanical Engineers, Risk-Based Inspection -- Development of Guidelines, Volume 2 – Part 1, Light Water Reactor (LWR) Nuclear Power Plant Components, CRTD Vol. 20-2, ASME Research Task Force on Risk-Based Inspection Guidelines, Washington, D.C., 1992.

• American Society of Mechanical Engineers, Risk-Based Inspection -- Development of Guidelines, Volume 2 – Part 2, Light Water Reactor (LWR) Nuclear Power Plant Components, CRTD Vol. 20-4, ASME Research Task Force on Risk-Based Inspection

Guidelines, Washington, D.C., 1998.

• American Society of Mechanical Engineers, Boiler and Pressure Vessel Code, Code Case N-577, “Risk-Informed Requirements for Class 1, 2, and 3 Piping, Method A, Section XI, Division 1,” September 2, 1997.

• American Society of Mechanical Engineers, Boiler and Pressure Vessel Code, Code Case N-577-1, “Risk-Informed Requirements for Class 1, 2, and 3 Piping, Method A, Section XI, Division 1,” March 28, 2000.

• US Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide 1.178, “An Approach for Plant-Specific, Risk-Informed Decision making: Inservice Inspection of Piping,” September 1998, issued for trial use.

• Phillips, J.H., et al Risk Based Inspection at a BWR Type Plant, ImechE International Safety Conference in Edinburgh, Scotland, April 1998.

• SECY-03-0214, “Reactor Vessel Head Inspections”, December 12, 2003.

• NRC Letter to NEI, “Flaw Evaluation Guidelines”, April 11, 2003.

• NRC Letter from Brian W. Sheron, Associate Director for Project Liensing and Technical Analysis to Richard E. Gimple, Chairman of ASME Subcommittee on Nuclear Inservice Inspection.

• Director’s Status Report on Generic Activities, Action Plans, Generic Communications and Compliance Activities, NRR, January 2004.

• Data of N-20_N-504_N-516_N-565.

3章

• ASME OM Code-2001, Code for Operation and Maintenance of Nuclear Power Plants, November 2, 2001.

• ASME OM-S/G-2000, Standards and Guides for Operation and Maintenance of Nuclear Power Plants, December 15, 2000.

• 10CFR50.55a, “Codes and Standards”

• 69FR879, “Industry Code and Standards ; Amended Requirements”, January 7, 2004.

• Regulatory Guide 1.192, Revision 0, “Operation and Maintenance Code Case Acceptability, ASM OM Code”, June 2003.

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