資料－５
第5回安全性検討会資料【関連質問への回答】

地震後の設備健全性確認＜（１）炉内点検＞（No.6～10関連）（原子炉圧力容器内部および燃料体の点検状況）

平成２７年５月２０日
東北電力株式会社
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目

次

◆原子炉圧力容器内部および燃料体の点検状況について（No.6～10関連）
１．地震後健全性確認の概要
２．原子炉圧力容器内部の点検状況について
２－１．原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認概要
２－２．原子炉圧力容器内部の目視点検方法
２－３．原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認結果
３．燃料体の点検状況について
３－１．燃料体の地震後点検概要
３－２．燃料体の目視点検方法
３－３．燃料体の地震後点検結果
４．まとめ

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１．地震後健全性確認の概要

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１．地震後健全性確認の
地震後健全性確認の概要（概要（１／４）
地震後健全性確認の全体像（１）▼地震発生

運転（約13ヶ月）

運転（約13ヶ月）
定期点検（#10)

定期点検（#9)※ 女川２号機

定期点検（#11)
停止時安全維持点検

プラントの安全停止に必要な系統・機器（非常用炉心冷却系，非常用ディーゼル発電設備 等）については，地震以降，定期的に系統試験を継続実施している。

停止時安全維持点検

地震後健全性確認（特別な保全計画）

H23.8 保全計画書（特別な保全計画）届出▼

フェーズ２（定期点検の起動段階で実施）

フェーズ１（定期点検の停止時に実施）▼H23.3 地震発生

機器・系統の設備健全性確認

地震後の初期対応
・地震直後のパトロール
・プラントの安全停止に必要な系統・機器（非常用炉心冷却系，非常用ディーゼル発電設備 等）の機能試験

建物・構築物の設備健全性確認

注記

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プラント復旧と同時に実施
する項目

プラント起動現在▼

起動時の設備健全性確認

総合負荷性能検査

原子炉圧力容器内部および燃料体の地震後健全性確認は，この範囲内の位置付け

フェーズ３
（運転中）

運転中の設備健全性確認

フェーズ１：定期点検の停止期間中における機器・系統レベルの点検・評価
フェーズ２：定期点検の起動段階におけるプラント全体の健全性確認
フェーズ３：運転期間中における地震影響の継続監視(データ採取)

3１．地震後健全性確認の
地震後健全性確認の概要（
概要（２／４）
地震後健全性確認の全体像（２）

機器・系統建物・構築物

原子炉圧力容器内部および燃料体の地震後健全性確認は，この範囲内の位置付け

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１．地震後健全性確認の
地震後健全性確認の概要（
概要（３／４）通常の定期点検と地震後健全性確認の比較
通常の定期点検は，点検計画に基づき定められた頻度で点検を実施し，一定の期間を掛けて全設備の健全性を確認しているが，地震後健全性確認は全設備※に対して基本点検等（外観点検等）を実施し異常の有無を確認している。
【通常の定期点検の点検計画例】【地震後健全性確認】

機器頻度

１回２回３回４回５回６回

７回

地震後

弁１

１年

○

○

○

○

○

○

○

○

弁２３年

弁３３年

ポンプ１３年

ポンプ２５年

容器１２年

容器２７年

○

○
○

○

○
○

○
○

○

○

○

７回の定期点検で全ての機器を点検完了

○
○

○

○

○

○

○

○

○

１回の点検期間で全ての機器を点検完了※女川２号機の機器数は約３３０００台
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１．地震後健全性確認の
地震後健全性確認の概要（概要（４／４）
地震後健全性確認の特徴（原子炉圧力容器内部点検の例）
通常の定期点検は原子炉圧力容器内部設備のうち各機器の代表箇所のみを１０年に一度点検を実施しているが，地震後健全性確認は地震後の影響確認を実施するために原子炉圧力容器内部設備全てについて点検を実施している。
通常点検と地震後健全性確認の比較を一部下記に示す。
対象機器

通常の通常の定期点検の定期点検の点検範囲

シュラウド，シュラウドサポート，炉心支持板，上部格子板，全体のうち7.5%（約27°分）

ジェットポンプ

全体（20体）のうち代表1体

給水スパージャ全体（4系統）のうち代表1系統

地震後健全性確認の地震後健全性確認の点検範囲

全体の点検実施＜通常の定期点検時＞＜地震後健全性確認＞
点検範囲例） 上部格子板の通常時と地震後健全性確認の点検範囲比較

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２． 原子炉圧力容器内部の点検状況について

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２－１．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認概要（
地震後健全性確認概要（１／８）

女川１～３号機の原子炉圧力容器内部の設備については，東北地方太平洋沖地震の影響による損傷の有無を確認するため，点検を実施している。

点検内容は，原子炉圧力容器内部の各構造物に要求される機能が地震により喪失される場合を考慮した損傷モードを踏まえ，目視点検を実施している。

具体的には，原子炉圧力容器の上ふたを開け原子炉圧力容器の内部に水を張り，その上部から水中カメラと照明を下ろし，水中を移動させながら映し出される映像にて，地震による機器の変形や，損傷がないかなどを確認している。

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２－１．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認概要（
地震後健全性確認概要（２／８）
原子炉圧力容器内部の損傷モードに応じた地震後点検内容
対象

要求機能要因損傷モード

地震後点検内容

炉心支持機能維持

原子
炉圧力容器
内部
構造物

安全系炉内配管類機能維持
炉心冠水機能維持

シュラウド，タイロッド（２号），炉心支持板，上部格子板，シュラウドサポートの応答過大

シュラウド，タイロッド（２号），炉心支持板，上部格子板支持部，シュラウドサポートの応力大

シュラウド，タイロッド（２号），炉心支持板，上部格子板支持部，シュラウドサポートの損傷①

燃料支持金具の応答過大

燃料支持金具の燃料支持部の応力大

燃料支持金具の燃料支持部の損傷② 目視点検制御棒案内管，中性子束計装案
内管，ＣＲＤ／ＩＣＭハウジングおよびスタブの応答過大

制御棒案内管，中性子束計装案内管，ＣＲＤ／ＩＣＭハウジング
およびスタブ支持部の応力大制御棒案内管，中性子束計装
案内管，ＣＲＤ／ＩＣＭハウジン
グおよびスタブ支持部の損傷③

炉心スプレイ系，残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部），差圧検出･ほう酸水注入系配管の応答
過大

炉心スプレイ系，残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部），差圧検出･ほう酸水注入系配管
支持部の応力大

炉心スプレイ系，残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部），差圧検出･ほう酸水注入系配管支持部の損傷④ 目視点検気水分離器，蒸気発生器の応答過大

気水分離器，蒸気乾燥器の応力大

気水分離器，蒸気乾燥器の損
傷⑤ 目視点検給水スパージャの応答過大

給水スパージャの応力大

給水スパージャの損傷⑥

湿分除去機能給水機能
目視点検

安全停止機能制御棒の応答過大

制御棒の応力大

制御棒の損傷

⑦

目視点検

⑧

目視点検

機器の支持機能維持
その他炉内機器の応答過大

その他炉内機器の応力大その他炉内機器の損傷⇒ 地震による影響について，変形等損傷の有無を目視点検にて確認する。
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２－１．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認概要（
地震後健全性確認概要（３／８）
原子炉圧力容器内部の点検対象
原子炉圧力容器内部については，定期点検時に供用期間中検査としてサンプリング点検を実施しているが，地震後健全性確認では地震による影響の有無を確認するため，全機器の接近可能な全表面について目視点検を行っている。
点検は，原子炉圧力容器の上部，中間部および下部の３段階に分けて行っている。

また，地震時に原子炉圧力容器内に装荷していた制御棒について，地震による変形や損傷の有無を，使用済燃料プール内で目視点検を行っている。

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10２－１．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認概要（
地震後健全性確認概要（４／８）
第１段階点検内容
第１段階点検は原子炉圧力容器上部点検とし，燃料装荷状態で炉内の状況を確認する
ため，上方から燃料体および制御棒頂部を全体的に目視した後，原子炉圧力容器フランジ面から上部格子板までの範囲について，機器の損傷や変形および脱落等の異常の有無を確認する。
⑦⑧⑧⑥④

第１段階点検対象および確認事項⑥ 給水スパージャ④ 炉心スプレイ配管

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２－１．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認概要（
地震後健全性確認概要（５／８）
第２段階点検内容
第２段階点検は，全ての燃料体の取出し後に，シュラウド内側については上部格子板から炉心支持板上まで，シュラウド外側に④ついては，シュラウドサポートプレート上までの範囲について，機器の損傷や変形 ①および脱落等の異常の有無を確認する。 ①⑧⑤⑤⑤④①⑧

第２段階点検対象および確認事項（１／２）

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２－１．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認概要（
地震後健全性確認概要（６／８）
第２段階点検内容⑧① 上部格子板①⑤ 気水分離器

②②

①

①
⑧

第２段階点検対象および確認事項（２／２）① タイロッド※（シュラウド）※女川２号機のみ設置⑧ ジェットポンプ

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２－１．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認概要（
地震後健全性確認概要（７／８）
第３段階点検内容
第３段階点検は，炉心支持板から下側の範囲について，機器の損傷や変形および脱落等の異常の有無を確認する。
①①①① シュラウドサポート

⑧③
④③
③③
③
①

第３段階点検対象および確認事項④ 差圧検出/ほう酸水注入系配管

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２－１．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認概要（
地震後健全性確認概要（８／８）
制御棒の点検対象
原子炉圧力容器内の制御棒は，対称性を有した配置となっていることから，９０°分の３方位について，炉心および最外周のコーナ近傍を網羅するように点検対象（女川１号機：７体。女川２，３号機：８体）を選定している。
制御棒の点検範囲は全体外観とし，損傷（有害なき裂，変形およびその他の欠陥）の有無を使用済燃料プール内で確認している。
なお，制御棒の挿入試験については，制御棒全数について実施する計画としている。

：点検対象
：点検対象

女川１号 制御棒点検対象
７体（全８９体）

女川２，３号 制御棒点検対象
８体（全１３７体）

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制御棒点検概要図15

２－２．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の目視点検方法（
目視点検方法（１／３）
点検方法「発電用原子力設備規格 維持規格」（（一社）日本機械学会 JSME S NA1） に定められているＶＴ－３試験により点検を実施している。
ＶＴ－３試験 とは？
ＶＴ－３試験は，機器の変形，心合わせ不良，傾き，隙間の異常，ボルト締め付け部の緩み，部品の破損，脱落および機器表面における異常を検出するための目視試験の方法。
直接目視とカメラ等を用いた遠隔目視の方法があり，原子炉圧力容器内部の点検は，水中カメラを用いた遠隔目視試験を実施している。また，点検を実施するプラントメーカーでは社内資格を定めており，この資格を有するものが点検を行っている。
ＶＴ－３試験条件
ＶＴ－３試験は，カメラ等光学装置から試験対象部までの距離が，試験対象部と同等（材料，照明，試験環境（水中））の表面において，１８％中性灰色カード上の幅０．８ｍｍの黒線が識別可能である視認性が求められている。
テストピース
地は18%
中性灰色
モニタ
0.8mm幅黒線
試験距離

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水中カメラ
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２－２．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の目視点検方法（目視点検方法（２／３）
試験条件（視認性）確認結果
原子炉圧力容器内部の水中目視点検（ＶＴ－３）については，水中カメラから試験対象部までの標準距離を１２００ｍｍ以内に設定。
水中カメラを使用した視認性について，試験対象部までの距離が150mm，1200mmおよび2000mmの場合のテストピースの黒線の視認性を確認し，識別できることを確認。

１５０ｍｍの確認結果の例

１２００ｍｍの確認結果の例

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２０００ｍｍの確認結果の例

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２－２．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の目視点検方法（
目視点検方法（３／３）
点検方法
原子炉圧力容器内部に水を張り，その上部から水中カメ
ラと照明を下ろし，水中を移動させながら映し出される映像にて，地震による機器の変形や，損傷がないかなどを確認。

水中カメラ
ケーブル

燃料交換機

モニタ

水中カメラ

照明ケーブル

写真は，女川３号機の点検状況。

原子炉圧力容器内部の点検風景
モニタ

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２－２．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の目視点検方法（
目視点検方法（参考）参考）
女川２号 原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認テープ

第１段階

第２段階

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（８０分テープ×約９０本）

第３段階

制御棒

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２－３．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認結果（
地震後健全性確認結果（１／８）
女川１号機については，平成２６年６月※（＊1）に原子炉圧力容器を開放し，現在までに第１段階点検範囲（原子炉圧力容器上部）の点検を完了し，変形等異常は確認されなかった。
女川２号機については，平成２３年１０月※に原子炉圧力容器を開放し，平成２４年２月に原子炉圧力容器内部の点検を完了，同年３月に制御棒の点検を完了し，変形等異常は確認されなかった。
女川３号機については，平成２３年８月※に原子炉圧力容器を開放し，同年１０月に原子炉圧力容器内部の点検を完了，同年１０月に制御棒の点検を完了し，変形等異常は確認されなかった。
※ 原子炉圧力容器の開放作業開始時期（＊2）

女川２～３号機 原子炉圧力容器内部点検状況
第１段階

第２段階

第３段階

制御棒

女川２号機

完了

完了

完了

完了

女川３号機

完了

完了

完了

完了

※ 女川２，３号機については，全ての点検が完了し，異常は確認されなかった。
※ 女川１号機については，第１段階点検範囲（上部）のみ点検を完了し，異常は確認されなかった。

原子炉圧力容器内部点検範囲図

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【当日の配付資料より，以下の点を修正】＊1 誤記修正＊2 原子炉圧力容器開放時期の定義を追記

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２－３．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認結果（
地震後健全性確認結果（２／８）
第１段階点検の実施状況（女川２号）
⑧

第１段階
⑥

蒸気乾燥器支持ブラケット⑦

給水スパージャ

燃料体頂部※点検部位に異常は確認されなかった。
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２－３．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認結果（
地震後健全性確認結果（３／８）
第１段階点検の実施状況（女川２号）
原子炉圧力容器上部範囲について水中カメラによる目視点検を実施した結果，機器の損傷，変形および脱落等の異常は確認されなかった。

女川２号 原子炉圧力容器内部 地震後健全性確認記録（第１段階点検抜粋）

Tohoku Electric Power Co., Inc.枠囲いの内容は，商業機密または防護上の観点から公開できません。 22

２－３．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認結果（
地震後健全性確認結果（４／８）
第２段階点検の実施状況（女川２号）①⑧

タイロッド頂部
ジェットポンプ頂部⑧

第２段階

ジェットポンプ吸込み部※点検部位に異常は確認されなかった。
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２－３．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認結果（
地震後健全性確認結果（５／８）
第２段階点検の実施状況（女川２号）
原子炉圧力容器中間部範囲について水中カメラによる目視点検を実施した結果，機器の損傷，変形および脱落等の異常は確認されなかった。

女川２号 原子炉圧力容器内部 地震後健全性確認記録（第２段階点検抜粋）

Tohoku Electric Power Co., Inc.枠囲いの内容は，商業機密または防護上の観点から公開できません。 24

２－３．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認結果（
地震後健全性確認結果（６／８）
第３段階点検の実施状況（女川２号）①
制御棒駆動機構ハウジング
制御棒案内管③

タイロッド下部

原子炉圧力容器底部

第３段階※点検部位に異常は確認されなかった。
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２－３．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認結果（
地震後健全性確認結果（７／８）
第３段階点検の実施状況（女川２号）
原子炉圧力容器下部範囲について水中カメラによる目視点検を実施した結果，機器の損傷，変形および脱落等の異常は確認されなかった。

女川２号 原子炉圧力容器内部 地震後健全性確認記録（第３段階点検抜粋）

Tohoku Electric Power Co., Inc. 枠囲いの内容は，商業機密または防護上の観点から公開できません。 26

２－３．原子炉圧力容器内部の原子炉圧力容器内部の地震後健全性確認結果（地震後健全性確認結果（８／８）
制御棒点検の実施状況（女川２号）
制御棒について水中カメラによる目視点検を実施した結果，損傷，変形等の異常は確認されなかった。

女川２号 原子炉圧力容器内部 地震後健全性確認記録（制御棒点検抜粋）

Tohoku Electric Power Co., Inc. 枠囲いの内容は，商業機密または防護上の観点から公開できません。 27

３．燃料体の点検状況について

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３－１．燃料体の燃料体の地震後点検概要（
地震後点検概要（１／６）
女川２号，３号の燃料体については，東北地方太平洋沖地震の影響を確認するため，損傷や変形がないかなどについて，外観点検を実施している。

チャンネル着脱機

水面

点検内容は，燃料体に要求される機能が，地震により喪失される場合を考慮した損傷モードを踏まえ，目視点検を実施している。
使用済燃料プール

具体的には，チャンネル着脱機で燃料体を上下に動かしながら，水中カメラの映像により，地震による損傷や変形の有無，異物の有無などを確認している。
女川１号については，平成２６年７月に燃料頂部の点検が終了し，平成２６年１１月に原子炉から使用済燃料プールへの燃料取出作業を終了している。

燃料体

水中カメラ

水中照明灯
（間隙確認の際に使用）

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３－１．燃料体の燃料体の地震後点検概要（
地震後点検概要（２／６）
燃料体の損傷モードに応じた地震後点検内容
対象

要求機能要因

燃料体応答加速度大

損傷モード

燃料棒応力過大

地震後点検内容

燃料棒の変形による損傷

崩壊熱除去可能な形状
維持

目視点検
燃料体浮き上り，落下

チャンネルボックス応答
過大

燃料体
制御棒挿入性チャンネルボックス
応力過大

チャンネルボックスの変形

チャンネルファスナ
応力過大

キャップスクリューの損傷

目視点検

チャンネルファスナの脱落⇒ 地震による影響について，変形等損傷の有無を目視点検にて確認する。

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３－１．燃料体の燃料体の地震後点検概要（
地震後点検概要（３／６）
燃料体の点検対象
原子炉は安全に停止し，放射線モニタ，原子炉および使用済燃料プールの水質についても有意な変化がないこと確認しているため，抜取りによる目視点検を行っている。
上部タイプレート

チャンネル
ファスナ

点検は，地震時に原子炉内に装荷されていた燃料集合体，地震時に使用済燃料プール内に貯蔵されていた燃料集合体（新燃料）について行っている。
チャンネルボックス

また，原子炉圧力容器内部の地震後点検において点検した制御棒に炉内で隣接していたチャンネルボックスについても目視点検を行っている。

燃料棒

スペーサ

下部タイプレート

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３－１．燃料体の燃料体の地震後点検概要（
地震後点検概要（４／６）
地震時に炉内に装荷されていた燃料集合体の地震後点検内容
燃料集合体の燃焼の度合いを考慮した抜き取り点検とし，燃料メーカー別に，燃焼度の低いものから１０体，燃焼度の高いものから１０ 上部タイプレート体を点検対象とし，異常な変形や損傷がないことを確認する。なお，定期事業者検査では，燃料メーカー別に燃焼度の最も高いものから２体を点検対象としている。

チャンネル
ファスナ

燃料メーカー別に，最高燃焼度２体の燃料を点検対象としてスぺー
サに対する地震の影響を確認することを目的として，ファイバースコープ点検も実施する。

チャンネルボックス

燃料棒
対象機器

主な着目部位下部タイプレート確認事項
側面の異常な変形，損傷の有無
下面（特にノズル周辺）の異常な変形，損傷の有無

備考

スペーサ
チャンネルファスナ
上部タイプレート
炉内燃料（地震時，炉内に装荷）

燃料集合体

部材の欠損，異常な変形，損傷の有無
異常な変形，損傷の有無
部品の欠如，異常な変形，損傷の有無
端栓の抜落ちの有無
表面の異常な損傷の有無
燃料棒
狭小な間隙の有無

下部タイプレート
スペーサ

部材の欠損，異常な変形，損傷の有無
異常な位置ずれの有無

燃料タイプ毎に，最高燃焼度２体に関してはファイバースコープ点検も実施

燃料体模式図（例）

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32３－１．燃料体の燃料体の地震後点検概要（
地震後点検概要（５／６）
地震時に使用済燃料プールに貯蔵されていた燃料集合体（新燃料）の地震後点検内容
特定の位置に片寄らないよう，使用済燃料プール内の貯蔵位置を考慮した抜き取り点検とし，燃料メーカー別に，１０体を点検対象とし，異常な変形や損傷がないことを確認する。

上部タイプレート

チャンネル
ファスナ

新燃料全数を点検対象として，異物の有無を確認することを目的として，異物確認も実施する。
対象機器

新燃料（地震時，使用済燃料プール内に貯蔵）

主な着目部位確認事項
側面の異常な変形，損傷の有無
下部タイプレート下面（特にノズル周辺）の異常な変形，損傷の有無
チャンネルファスナ
部材の欠損，異常な変形，損傷の有無
上部タイプレート
異常な変形，損傷の有無
部品の欠如，異常な変形，損傷の有無
端栓の抜落ちの有無
表面の異常な損傷の有無
燃料集合体 燃料棒
狭小な間隙の有無
スペーサ

部材の欠損，異常な変形，損傷の有無
異常な位置ずれの有無

備考

チャンネルボックス

燃料棒

スペーサ下部タイプレート

燃料体模式図（例）

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３－１．燃料体の燃料体の地震後点検概要（
地震後点検概要（６／６）
チャンネルボックスの地震後点検内容
原子炉圧力容器内部の地震後点検において点検した制御棒に，地震時に炉内で隣接していたチャンネルボックス（１つの制御棒につき４体）を点検対象とし，異常な変形や損傷がないことを確認する。

制御棒

燃料体
（チャンネルボックス）

：点検対象
：点検対象

女川１号 制御棒点検対象
７体（全８９体）

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女川２，３号 制御棒点検対象
８体（全１３７体）

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３－２．燃料体の燃料体の目視点検方法（目視点検方法（１／２）
点検方法
原子炉圧力容器内部の点検で用いられているＶＴ－３試験同様の性能を有するカメラ機材により点検を実施している。
試験条件
ＶＴ－３試験は，カメラ等光学装置から試験対象部までの距離が，試験対象部と同等（材料，照明，試験環境（水中））の表面において，１８％中性灰色カード上の幅０．８ｍｍの黒線が識別可能である視認性が求められている。

地は18%中性灰色

テストピース

0.8mm幅黒線
モニタ

テストピース

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試験距離

Ｃ Ｃ Ｄカメラ35

３－２．燃料体の燃料体の目視点検方法（目視点検方法（２／２）
試験条件（視認性）確認結果
燃料集合体の目視点検については，水中カメラから試験対象部までの標準距離を１２００ｍｍに設定。
水中カメラを使用した視認性について，試験対象部までの距離が１２００ｍｍの場合のテストピースの黒線の視認性を確認し，識別できることを確認。

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３－３．燃料体の燃料体の地震後点検結果（地震後点検結果（１／４）

チャンネルボックスの地震後点検結果

女川２号機については，平成２４年４月に，目視点検を終了し，異常な変形や損傷がないことを確認した。
女川３号機については，平成２４年５月に，目視点検を終了し，異常な変形や損傷がないことを確認した。

水中カメラによる水中カメラによる映像確認
カメラによる映像確認（映像確認（例）

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３－３．燃料体の燃料体の地震後点検結果（
地震後点検結果（２／４）
チャンネルボックスの地震後点検結果（女川２号）
チャンネルボックスの目視点検を実施した結果，異常な変形や損傷がないことを確認した。

女川２号 チャンネルボックス健全性確認点検記録（抜粋）
Tohoku Electric Power Co., Inc. 枠囲いの内容は，商業機密または防護上の観点から公開できません。 38

３－３．燃料体の燃料体の地震後点検結果（
地震後点検結果（３／４）
燃料集合体の地震後点検結果
女川２号機については，平成２５年８月に，地震時に炉内に装荷されていた燃料集合体の目視点検を終了し，異常な変形や損傷がないことを確認した。
地震時に使用済燃料プールに貯蔵されていた燃料集合体（新燃料）の目視点検については，今後計画的に実施していく予定。
女川３号機については，平成２５年１０月に，地震時に炉内に装荷されていた燃料集合体の目視点検，地震時に使用済燃料プールに貯蔵されていた燃料集合体（新燃料）の目視点検を終了し，異常な変形や損傷がないことを確認した。
なお，女川２，３号機において，一部の燃料体に天井から落下したと推定している塗装剥離片等を確認している。燃料体に損傷を与えない回収方法を検討中であり，今後，計画的に回収を実施していく予定。
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水中カメラによる水中カメラによる映像確認
カメラによる映像確認（
映像確認（例）39

３－３．燃料体の燃料体の地震後点検結果（
地震後点検結果（４／４）
燃料集合体の地震後点検結果（女川２号）
燃料集合体の目視点検を実施した結果，異常な変形や損傷がないことを確認した。

女川２号 燃料集合体健全性確認点検記録（抜粋）
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４． ま と め
女川原子力発電所の女川原子力発電所の地震後健全性確認の地震後健全性確認の状況は状況は以下のとおり
以下のとおり。のとおり。
１．地震後の地震後の初期対応を初期対応を実施し実施し，発電所の発電所の安定停止に安定停止に影響がないことを影響がないことを確認がないことを確認した
確認した
・地震直後のパトロール
・プラントの安全停止に必要な系統・機器（非常用炉心冷却水系，非常用ディーゼル発電設備等）

２．地震後健全性確認として地震後健全性確認として，として，設備点検設備点検および点検および地震および地震応答
地震応答解析
応答解析を解析を実施中
・機器の外観点検および漏えい確認
・機器単体の作動試験
・観測記録を用いた地震応答解析

３．設備の設備の健全性確認を健全性確認を行った後った後に，系統機能試験を系統機能試験を行い総合的に総合的に発電所の発電所の安全性を安全性を確認していく
確認していく・制御棒（全数）の挿入試験
・非常用ディーゼル発電機の自動起動試験 等
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