原子力発電所の保守·点検：IV.保守点検技術開発の状況IV-1BWRにおける保守点検技術の開発

摘要

本節では，主としてBWRの原子炉保全に関して，最近の保全技術と検査技術について紹介するらBWRプラントの原子炉保全を考える際に代表的な損傷事象として，応力腐食割れ(SCC: Stress Corrosion Cracking)があり，損傷ポテンシャルの高い部位に対する予防保全が行われている。 初期のBWRで用いられている材料の一部では，炉内の環境下で，溶接部近傍にSCCが発生する可能性が想定されている。 SCCは材料，応力，環境の3要素が重畳することで生じる損傷事例であり，そのうち，1つ以上の要因を抑制することでSCC発生を防止することができる。 これまでに，材料，応力，環境の各発生要因に対する予防保全技術が種々開発されて，実機に適用されてきた。