PWR 炉内構造物点検評価ガイドライン[炉心そう]の概要参考資料-2 1．目的および適用 1.1 目的 2．点検および評価本ガイドラインは加圧水型原子力発電所（PWR：Pressurized Water Reactor）の炉内構造物について、想定される経年劣化事象に対して合理的な点検、評価の方法を示すことにより、原子力発電所の安全及び安定運 2.1 点検 2.1.1 点検範囲炉心の対称性や IASCC 評価結果等を考慮して、炉心領域高さにある周方向溶接線から点検範囲を選定する。転を維持することを目的とする。 1.2 適用 2.1.2 点検方法 1.2.1 適用範囲点検手法は超音波探傷試験（UT）とする。超音波探傷試験は、（社）日本電気協会「軽水型原子力発電所用本ガイドラインは照射誘起応力腐食割れ（IASCC：Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking）に対機器の供用期間中検査における超音波探傷試験規程」（JEAC4207）を準用して行う。する炉心そう（図 1）の点検・評価に適用する。 2.1.3 点検時期炉心そうは使用環境や IASCC 評価（図 2）から亀裂発生の可能性が低く、国内外でも IASCC 発生事例が確認されていないこと、ならびに、仮に亀裂が発生したとしても安全機能に影響する可能性が低いことから、具体的な点検時期は規定しない。炉心そう炉心領域図 2 IASCC 評価の考え方炉心そう溶接部対象溶接線 2.2 評価 2.2.1 判定基準炉心そうに亀裂が認められないこと。亀裂が認められた場合には 2.2.2 項に示す詳細評価により、炉心そうの機能が維持されることを確認する。 2.2.2 詳細評価発見された亀裂に対して亀安定性評価等を行い、次回点検までの健全性を示すことができれば継続使用することができる。図1 炉心そう溶接部 1.2.2 適用時期本ガイドラインの適用時期は、運転開始後における機器の供用期間中とする。 3．是正処置判定基準を満足しない場合には、部分溶接補修、または、炉内構造物取替（CIR：Core Internal Replacement） 1.3 用語の定義を実施する。なお、炉内構造物取替は予防保全としても実施できる。本ガイドラインで用いる主な用語とその定義は次のとおりである。仮想亀裂：経年変化による亀裂の発生の可能性が極めて低いため、構造強度を検討するための仮想的な亀裂 1.4 品質保証炉心そうの経年劣化管理に関する品質保証は、（社）日本電気協会「原子力安全のためのマネジメントシステム規程」（JEAC4111）及び「原子力発電所の保守管理規程」（JEAC4209）に従い行わなければならない。参 2-1