規格：発電用原子力設備規格　維持規格　事例規格　BWRのクラス１低炭素ステンレス鋼管類の検査と評価

　国内の沸騰水型原子炉（BWR）の低炭素ステンレス鋼製の原子炉再循環系配管の溶接継手に多くの応力腐食割れ（SCC）が確認されており，平成15年（2003年）には，旧原子力安全・保安院から「発電用原子力設備における破壊を引き起こすき裂その他の欠陥の解釈について」が発行され，検査が重点的に行われており国内での点検実績が蓄積してきた。また，SCCに関する研究成果なども得られたことから，これらの成果を踏まえてこの事例規格を定めた。

＜特色＞

　この事例規格は，沸騰水型原子炉（BWR）のオーステナイト系低炭素ステンレス鋼を用いた原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管類に発生する可能性がある応力腐食割れに対する代替検査（体積検査）と，検出されたひびの亀裂評価基準を規定したものである。

1. 適用範囲
2. 記号の定義
3. 基本検査
4. 基本検査の評価
5. きずが検出された場合の亀裂評価
6. 継続検査プログラム

＜解説＞