平成20年９月９日
原子力安全対策課(２ ０ － ４ ６ )＜15時記者発表＞

大飯発電所４号機の第１２回定期検査開始について

このことについて、関西電力株式会社から下記のとおり連絡を受けた。

記

大飯発電所４号機（加圧水型軽水炉；定格電気出力１１８．０万ｋＷ）は、平成20年９月９日 ※ から約３カ月の予定で第１２回定期検査を実施する。
検査を実施する主な設備は次のとおりである。
※大飯発電所４号機は、定格熱出力一定運転中の平成20年８月19日に１次冷却材中のヨウ素131濃度の上昇が認められ、燃料漏えいの疑いがあると判断されたことから、１次冷却材中の放射能濃度の監視3を強化して運転を行っている。現在のヨウ素131濃度は約 1.0 Bq/cm で、保安規定に定められた運3転上の制限値（40,000 Bq/cm ）に比べ十分低いが、１次冷却材中の希ガス濃度を考慮して、放射性廃棄物の放出抑制の観点から、定期検査開始時期を約２日間前倒しした。

(1) 原子炉本体(2) 原子炉冷却系統設備(3) 計測制御系統設備(4) 燃料設備(5) 放射線管理設備(6) 廃棄設備(7) 原子炉格納施設(8) 非常用予備発電装置(9) 蒸気タ－ビン

問い合わせ先(担当：藤内)
内線2354・直通0776(20)0314

-1-

１

主要工事等
(1) １次冷却材ポンプの供用期間中検査（図－１参照）
４台ある１次冷却材ポンプのうちＤ号機について、主軸や羽根車の目視検査と浸透探傷検査を実施するとともに、供用期間中検査として、主フランジ部の漏えい検査を実施する。
(2) 耐震裕度向上工事（図－２参照）
既設設備の耐震性を一層向上させるため、原子炉冷却系統、安全注入系統、余熱除去系統、主蒸気系統の配管支持構造物を強化する。
(3) 600系ニッケル基合金溶接部の応力腐食割れに係る点検・予防保全工事（図－３参照）
国内外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、600系ニッケル基合金が使用されている蒸気発生器出入口管台の溶接部について、渦流探傷試験を実施するとともに、予防保全工事として溶接部表面の残留応力を低減するため、ショットピーニング工事 ※１ を実施する。
また、大飯３号機の原子炉容器出口管台溶接部で傷が確認された事象を踏まえ、原子炉容器の出口管台溶接部について、超音波探傷検査を実施する。
※１

溶接部に金属の玉を高速で叩き付けることにより、溶接部表面の引張り残留応力を圧縮応力に変化させる。

(4) 亜鉛注入装置設置工事（図－４参照）
作業員の被ばく低減を図るため、コバルト-60等の放射性物質が機器や配管内表面への付着を抑制する効果がある亜鉛を１次冷却材中に注入する装置を化学体積制御系統に設置する。
※２

１次冷却材中に放射化しにくい亜鉛を注入して、機器や配管内表面に被膜を形成させることにより、コバル
ト-60等の放射性物質が機器・配管内表面へ付着することを抑制し、１次冷却材系配管等の線量を低減する。
亜鉛注入は国内プラントでの実績がある。

２

設備の保全対策(1) 高サイクル熱疲労割れに係る対策工事（図－５参照）
国内外ＰＷＲプラントにおける高サイクル熱疲労割れ事象（温度ゆらぎによる疲労）を踏まえ、ＡおよびＢ余熱除去冷却器バイパスライン合流部の配管２箇所について、応力集中が小さい溶接形状のものに取り替える。

-2-(2) ２次系配管の点検等（図－６参照)関西電力(株)の定めた「２次系配管肉厚の管理指針」に基づき、２次系配管 989 箇所について超音波検査（肉厚測定）等を実施する。
（超音波検査 947箇所、内面目視点検 42箇所）
また、今後の保守作業を考慮して115箇所の配管を耐食性に優れたステンレス鋼もしくは低合金鋼に取り替える。

３

燃料取替計画燃料集合体全数 193 体のうち、73 体（うち68体は新燃料集合体で、55,000MWd/t高燃焼度燃料）を取り替える予定である。

４

運転再開予定原子炉起動・臨界：発電再開（調整運転開始）：
定期検査終了（営業運転再開）：

５

平成20年11月下旬
平成20年11月下旬
平成20年12月中旬

その他(1) 燃料集合体漏えいの疑いに伴う燃料集合体検査
定格熱出力一定運転中の平成20年８月６日、定例（３回／週）の１次冷却材中のヨウ素（I-131）濃度測定を行った結果、前回の測定値（約0.6 Bq/cm 3）を若干上回る値（約 0.8 Bq/cm 3）が確認された。その後の測定でも、ヨウ素濃度に上昇傾向が認められたことから、８月19日に燃料集合体に漏えいが発生した疑いがあるものと判断した。
ヨウ素濃度は、運転上の制限値(40,000 Bq/cm 3 )に比べて十分低く、発電所の運転および環境安全上の問題はないと判断されることから、１次冷却材中の放射能濃度測定頻度を上げて監視を強化し、運転を継続した。
この事象による、環境への放射能の影響はなかった。
［平成20年８月19日 記者発表済］
今定期検査において、漏えい燃料集合体を特定するため、燃料集合体全数（193体）について、シッピング検査 ※３ を行う。また、漏えいが確認された集合体については外観目視検査を行う。
なお、漏えいが確認された集合体については、今後使用しない。
※３

漏えい燃料集合体から漏れ出てくる核分裂性物質(キセノン133)を検出し、バックグラウンドと比較することにより、漏えい燃料集合体かどうかを判断する検査。

-3-

図－１ １次冷却材ポンプ供用期間中検査工事
工事概要
４台ある１次冷却材ポンプのうちＤ号機について、主軸や羽根車の目視検査や浸透探傷検査を実施するとともに、供用期間中検査として、主フランジ部の漏えい検査を実施する。

概要図
Ｄ－１次冷却材ポンプ

モータ

原子炉格納容器

加圧器

モータ軸
蒸気発生器

蒸気
タービンへ
水
復水器より

【１次冷却材ポンプの主な仕様】
・容量 ２０，１００ｍ３／ｈ
・モータ出力４，４８０ｋＷ・回 転 数
１，１９０ｒｐｍ

主フランジ
主軸
原子炉容器

羽根車
ケーシング

吐出ノズル

１次冷却材ポンプ（Ａ，Ｂ，Ｃ，Ｄ）

吸込ノズル
１次冷却材の流れ【分解検査概要】【供用期間中検査】

主軸・羽根車の目視検査、および浸透探傷検査を行う。

主フランジ・主フランジ部の漏えい検査

主軸約４ｍ

ケーシング

羽根車約５０ｃｍ

図－２ 耐震裕度向上工事
工事概要
既設設備の耐震性を一層向上させるため、原子炉冷却系統、安全注入系統、余熱除去系統、主蒸気系統の配管支持構造物を強化する。
支持構造物を補強する系統概要図
排気筒
原子炉格納容器

主蒸気系統

燃料取替
用水ピット

原子炉冷却系統
主蒸気（タービンへ）

蒸気発生器
加圧器

蓄圧
タン
ク

安全注入系統
余熱除去
クーラ

給水（高圧給水加熱器より）余熱除去ポンプ

余熱除去系統

燃料

格納容器
再循環サンプ

原子炉周辺建屋

一次冷却材
ポンプ

原子炉容器

原子炉建屋

原子炉周辺建屋等

配管の支持部の強化例

【工事前】

【工事後】
スナバ容量の大型化

スナバ
アンカ
クランプ

クランプを厚板化

サポート部材追加

図－３ ６００系ニッケル基合金溶接部の応力腐食割れに係る点検・予防保全工事
工事概要
国内外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、600系ニッケル基合金が使用されている蒸気発生器出入口管台の溶接部について、渦流探傷試験を実施するとともに、予防保全工事として溶接部表面の残留応力を低減するため、ショットピーニング工事を実施する。
また、大飯３号機の原子炉容器出口管台溶接部で傷が確認された事象を踏まえ、原子炉容器の出口管台溶接部について、超音波探傷検査を実施する。

【系統概要図】

原子炉容器冷却材出口管台（4ループ ×1箇所 ＝ 4箇所）

○渦流探傷試験、ショットピーニング

蒸気発生器○超音波探傷検査
加圧器

蒸気発生器冷却材出入口管台（4ループ × 2箇所 ＝ ８箇所）

：点検箇所

１次冷却材ポンプ：予防保全工事範囲
原子炉容器

蒸気発生器冷却材出入口管台溶接部の作業イメージ<ショットピーニングの原理>
蒸気発生器
アーム

ショット
ショットピーニング装置

チャンバー

渦流探傷検査時は、先端部を渦流探傷試験装置に取替える。

振動子

溶接部
（600系ニッケル基合金）

超音波振動

出口配管

【説 明】
回転方向
溶接部
（６００系ニッケル基合金）：溶接線振動子の機械的振動によって、ショット（直径約４ｍｍの金属球）を往復運動させて溶接部に衝突させ、金属表面近傍の引っ張り残留応力を圧縮応力に変化させる。

図－４ 亜鉛注入装置設置工事
工事概要
作業員の被ばく低減を図るため、コバルト-60等の放射性物質が機器や配管内表面への付着を抑制する効果がある亜鉛を１次冷却材中に注入する装置を化学体積制御系統に設置する。

工事概略図
試料採取配管
原子炉格納容器

加圧器

蒸気発生器

【新設部分】
蒸気原子炉容器
給水

亜鉛注入タンク

再生熱交換器

冷却材脱塩塔

１次冷却材
ポンプ

亜鉛注入ポンプ

体積制御タンク
亜鉛注入【化学体積制御系統】

充てんポンプ

亜鉛注入による放射性物質付着抑制メカニズム：コバルト-60等
：亜鉛

亜鉛注入
１次冷却材

１次冷却材

配管

配管

１次冷却材中のコバルト-60等の放射性物質が機器・配管内表面に付着

亜鉛は、機器・配管内表面に皮膜を形成させ、コバルト-60等の放射性物質が付着することを抑制※天然亜鉛から、中性子を吸収すると放射性物質（亜鉛－６５）になる亜鉛－６４を同位体分離して取り除き、中性子を吸収しても放射性物質にならない亜鉛－６６を注入する。

図－５ 高サイクル疲労割れに係る対策工事
工事概要
国内外ＰＷＲプラントにおける高サイクル熱疲労割れ事象（温度ゆらぎによる疲労）を踏まえ、ＡおよびＢ余熱除去冷却器バイパスライン合流部の配管２箇所について、応力集中が小さい溶接形状のものに取り替える。

系統概要
凡例
蒸気発生器

：配管取替箇所
加圧器

原子
炉
容器

１次冷却材ポンプ

高温水

Ａ、Ｂ系統各１箇所
計２箇所

低温水
高温水
バイパスライン【余熱除去系】
冷却器

プラント停止時等、１次冷却材を再循環して炉心を冷却する系
統

余熱除去ポンプ
低温水取替概要図
配管取替箇所

配管溶接形状を変更

余熱除去冷却器
バイパスライン(高温水)

【変更前】
配管外面

１次冷却材系統
配管低温側へ温度揺らぎにより疲労が蓄積した配管を新しいものに取り替える。

配管内面

余熱除去冷却器出口ライン(低温水)凡例
配管取替箇所

【変更後】
配管外面

溶接裏波

配管内面に溶接裏波が突起部として存在することで、当該部に応力が集中する。

配管内面・ 溶接裏波を取り除き、応力集中を小さくする。
・開先形状（狭開先）を変更することにより、溶接残留応力を低減する。

図－６ ２次系配管の点検等
点検概要
今定期検査において、合計９８９箇所について超音波検査（肉厚測定）等を実施する。
（超音波検査（肉厚測定）：９４７箇所、内面目視検査：４２箇所）○２次系配管肉厚の管理指針に基づく超音波検査（肉厚測定）部位「２次系配管肉厚の管理指針」の点検対象部位

今回定期検査開始時点での未点検部位

今回点検実施部位

今回点検実施後の未点検部位

主要点検部位

1,40603330

その他部位

1,76406140

合計

3,17009470○２次系配管の管理指針に基づく内面目視点検
高圧排気管の直管部４２箇所について、配管内面から目視点検を実施する。
その結果、配管内面に減肉が認められれば、超音波検査(肉厚測定)を実施する。

取替概要○今後の保守作業を考慮し、１１５箇所の配管を耐食性の優れたステンレス鋼もしくは低合金鋼の配管に取り替える。
系統別概略図

復水系統
給水系統

主蒸気系統
ドレン系統

：主な配管取替箇所①【取替理由】
発電機

蒸気
発
生器

高圧タービン①今後の保守性を考慮して取り替える。
（１１５箇所）Ｇ

低圧タービン

炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼
炭素鋼 ⇒ 低合金鋼

復水器

①復水ポンプ

１６箇所
９９箇所

合計 １１５箇所

湿分分離加熱器
グランド
コンデンサ

高圧給水加熱器
給水ポンプ

脱気器
給水ブースタポンプ

第１～5
低圧給水加熱器

脱気器タンク（参考）
保安院の指示文書（平成19年11月）で示された方法で、１回測定の配管曲がり部などについて余寿命評価をした結果を踏まえ、今定期検査において、４６箇所を肉厚測定し、３箇所の配管を取り替える。（測定箇所および取替箇所は、上記箇所数に含まれる。）

大飯発電所４号機

第１２回定期検査の作業工程

平成２０年９月９日から約３ヶ月間、以下の作業工程にて実施する予定です。
（平成２０年９月９日現在）平成２０年９月

平成２０年１０月

平成２０年１１月

平成２０年１２月

総合負荷性能検査（１２月中旬の予定）

並列（１１月下旬の予定）
解列（９月９日）
出力上昇試験
１次冷却材系統降温

主原子炉容器組立

原子炉容器開放

燃料取出

原子炉格納容器
全体漏えい率検査

燃料装荷
起動試験

起動試験

６００系ニッケル基合金
管台予防全対策工事

要

１次冷却材系統漏えい検査

１次系弁・ポンプ点検

工

起動前弁点検蒸気発生器伝熱管過流探傷検査

２次系配管点検および取替： 主要作業予定程：その他作業予定