ＰＷＲ炉内構造物点検評価ガイドライン[バレルフォーマボルト]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 点検範囲点検範囲は炉心の対称性や IASCC 評価結果を考慮して選定することができる。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）に対するバレルフォーマボルト（図 1）の点検・評価に適用する。バレルフォーマボルトフォーマ板炉心そう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。 2.1.3 点検時期バレルフォーマボルトは使用環境や 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、仮に損傷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、具体的な点検時期を規定しない。 2.2 評価 ( ※ a 4 ) 2 バ図 1 バレルフォーマボルト万レ時ル 1.2.2 適用時期間フ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。まォでーの 1.3 用語の定義マ応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。ボ力ボルト損傷：亀裂の発生・進展によりボルトがその締結機能を失った状態のことをいう。ル履ト歴配 1.4 品質保証（置バレルフォーマボルトの経年劣化管理に関する品質保証は、 4 （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 2 万ならない。時間 ≒ 6 0 年 × 3 6 5 日図 2 IASCC 評価の考え方 2.2.1 判定基準バレルフォーマボルトに損傷が認められないこと。損傷が認められた場合には、バッフル構造の維持機能が確保されることを詳細評価により確認する。詳細評価にあたっては、バッフルフォーマボルトによるフォーマ板の締結機能を考慮することができる。 3．是正処置判定基準を満足しない場合には、バレルフォーマボルトの取替え、または、炉内構造物取替（CIR：Core Internal Replacement）を実施する。なお、バレルフォーマボルトの取替えまたは炉内構造物取替は予防保全としても実施できる。参 2-1