近年，沸騰水型原子炉（BWR：Boiling Water Reactor）や加圧水型原子炉（PWR：Pressurized Water Reactor）の原子炉（圧力）容器内部に設置されている炉内構造物などにおいて，応力腐食割れ（SCC：Stress Corrosion Cracking）と考えられるひび割れが報告されている。炉内構造物などに確認された割れは，経済産業省原子力安全·保安院が承認している，（社）日本機械学会発行の発電用原子力設備規格"椎持規格（2002年改訂版）（JSME S NAl-2002）"に従った評価を行わなければならない。構造物の健全性が確保されていることが評価できれば，そのままで運転を継続することは可能である。 しかし，ひび割れを残して運転を継続するためには計画的な継続点検を行う必要があり，原子力発電所の定期検査期間が長くなる。 そこで，発見されたひび割れに対して補修を行うことで，効率的な原子力発電所の運転が可能となる。
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机译：近年来，报告了应力腐蚀裂纹（被认为SCC的裂缝：据报道应力腐蚀开裂。炉结构等裂缝等经济，贸易和行业和安全介绍部批准，日本机械工程师社会的日本电力发电设备“Bellarwork（2012年修订版）（JSME S NAL） -2002）必须评估。可以继续驾驶，因为可以评估结构的完整性。然而，为了继续驾驶留下裂缝，有必要执行计划的连续检查，核电厂的周期性检查期变长。因此，通过修复发现的裂缝，可以操作有效的核电厂。
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