原子力維持規格におけるき裂状欠陥の評価と許容

摘要

原子力機器に検出された欠陥の評価に関連して，国内における維持規格の策定が多くの関心を集めている。 維持規格とは，供用運転中の機器の性能を，一定の安全水準に保つための管理規定であり，設計規格と対をなすべき規格である。 米国では，ASME（米国機械学会）が，1971年にボイラー·圧力容器基準(ASME Boiler and Pressure Vessel Code)Section XI（以下，ASME－XI）を制定し，破壊力学の成果等を取り入れた供用期間中検査基準の体系を確立している。 一方，わが国ではこうした維持規格はこれまで整備されていなかったが，2000年5月に，（社）日本機械学会より原子力機器の欠陥評価規定として国内初の民間維持規格「発電用原子力設備規格·維持規格」（以下，JSME維持規格）が発行され，さらに2002年10月には検査規定を追加した改訂版が発行された。 このような状況を踏まえ，国はこうした民間規格を活用し，我が国維持基準の策定に向けた検討を進めつつある。 以下では，JSME維持規格を例に取り，同規格におけるき裂状欠陥評価の内容について，その現状と課題を紹介する。