平成19年２月14日
原子力安全対策課(１ ８ － ８ ９ )＜13時記者発表＞

敦賀発電所１号機の第３１回定期検査開始について

このことについて、日本原子力発電株式会社から下記のとおり連絡を受けた。

記

敦賀発電所１号機（沸騰水型軽水炉；定格電気出力３５.７万kW）は、平成19年２月16日から約３カ月の予定で第３１回定期検査を実施する。
定期検査を実施する主な設備は次のとおりである。

(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－ビン設備

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) 主発電機用励磁機取替工事（図－１参照）
設備信頼性維持の観点から、主発電機用励磁機を同じ仕様の新品に取り替える。
＊

励磁機とは、主発電機の回転子コイルに電流を供給するための機器。

(2) 原子炉圧力容器頭部冷却系配管改造工事（図－２参照）
国内外ＢＷＲにおいて、水の放射線分解で発生した非凝縮性ガス(水素、酸素)が、配管内等で滞留し急速に燃焼することで配管が破断した事例に鑑み、運転中に流れがなく、非凝縮性ガスが滞留する可能性がある原子炉圧力容器頭部冷却系配管に、ガス抜き配管を設置する。
＊ 原子炉圧力容器頭部冷却系とは、原子炉停止後の冷却過程において、容器上蓋側と中央部との温度差をなくす目的で、頭部に冷却水を供給する系統。

２

設備の保全対策(1) 制御棒点検工事（図－３参照）
国内ＢＷＲにおいて、ハフニウム板型およびハフニウムフラットチューブ型の制御棒で損傷が認められたことから、現在、使用している制御棒全73体のうち、ハフニウム板型制御棒４体とハフニウムフラットチューブ型制御棒９体について、十分な使用実績のあるボロンカーバイド型制御棒に取り替える。
なお、これら13体の制御棒については外観目視点検を行う。
※

ハフニウム板型およびハフニウムフラットチューブ型制御棒とは、中性子吸収材をボロンカーバイドからハフニウムに変更し、炉内での長期間使用を目的に開発されたもの。
今回取替により、制御棒は全てボロンカーバイド型になる。
ハフニウム板型制御棒４体は、Ｈ１５年度定期検査時以降、停止用として使用していた。ハフニ
ウムフラットチューブ型制御棒９体は、前回定期検査以降、制御用として使用していた。

(2) 配管内円柱状構造物健全性確認検査（図ー４参照）
配管内に差し込まれている円柱状の構造物として、原子炉冷却材浄化系等にある温度計のウェル（保護筒）12箇所とサンプリングノズル８箇所について、放射線透過試験にて形状を確認した上で、流力振動が発生するか否かの評価を行う。その結果、流力振動が発生する可能性がある箇所については、超音波探傷検査にて健全性を確認する。
また、今後使用予定のないサンプリングノズル２箇所は撤去する。
※

平成７年の「もんじゅ」事故を踏まえ、各電力事業者は、配管内に設置されている円柱状構造物について、当時の知見をもとに流力振動が発生しないことを確認していた。その後、日本機械学会で「配管内円柱状構造物の流力振動評価指針」が整備され、昨年１月より技術基準として適用されたことから、今回改めて評価を行うこととしたもの。
図面で形状が把握できた温度計ウェルなど69箇所については、流力振動が発生する可能性がないことを確認している。

2

(3) 原子炉圧力容器等の供用期間中検査（図－５参照）
供用期間中検査として、原子炉圧力容器溶接部の超音波探傷検査、原子炉再循環ポンプＢのケーシング内面等および原子炉再循環ポンプＣの入口弁の弁内面等の目視点検を実施し、健全性を確認する。
(4) 耐震裕度向上工事（図－６参照）
既設設備の耐震裕度を一層向上させるため、格納容器冷却系等の配管や中央制御室換気空調系の空調ダクトのサポート等を強化する。
(5) 給水・復水系統等の配管肉厚検査（図ー７参照）
美浜発電所３号機事故を踏まえ、給水・復水系統等の配管607箇所について、超音波検査（肉厚測定）を実施する。

３

燃料取替計画燃料集合体全数3 0 8体のうち、48体（全て新燃料集合体で９×９燃料集合体）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）：

3

平成19年４月下旬
平成19年５月上旬
平成19年５月下旬

図－１

主発電機用励磁機取替工事
概

要

設備信頼性維持の観点から、主発電機用励磁機※を同じ仕様の新品に取替える。
※励磁機：主発電機の回転子コイルに電流を供給する装置。

高圧タービン
低圧タービン
主発電機
励磁機

原子炉より蒸気電力を供給

湿分分離器
固定子コイル

高圧タービン

励磁機
主発電機

低圧タービン

回転子コイル
復水器へ取替対象
幅 ：約 1.4ｍ
高 さ：約 1.6ｍ
長 さ：約 2.1ｍ
重 量：約 7.2 トン

4

図－２

原子炉圧力容器頭部冷却系配管改造工事
概要

国内外ＢＷＲプラントにおいて、水の放射線分解で発生した非凝縮性ガス（水素、酸素）が配管内等で滞留し急速燃焼して配管が破断した事象に鑑み、運転中に流れがなく、非凝縮性ガスが滞留する可能性がある原子炉圧力容器頭部冷却系※配管に、ガス抜き（ベント）管を設置する。
※：原子炉停止後に、原子炉圧力容器の上部を冷却するための系統。

改造範囲
ガス抜き（ベント）管
流れ
原子炉圧力容器
頭部冷却系

原子炉ベント系※２
流れ

原子炉圧力容器上蓋

逆止弁

：設置範囲
空気作動弁
（運転中開）［原子炉圧力容器］

電動弁（運転中閉）

主蒸気系へ

制御棒駆動水圧系
ポンプよりガス抜き（ベント）管仕様
材質：炭素鋼
肉厚：５.５ｍｍ

口径：２７.２ｍｍ
全長：約９ｍ※２：原子炉運転中、原子炉圧力容器より主蒸気系へ蒸気をわずかに流して非凝縮性ガスの滞留を防止している。

５

図－３

制 御 棒 点 検 工 事
概要

国内ＢＷＲプラントにおけるハフニウム板型およびハフニウムフラットチューブ型の制御棒で損傷が認めたれたことから、現在使用している制御棒７３体のうち、ハフニウム板型制御棒４体とハフニウムフラットチューブ型制御棒９体について外観目視点検を実施する。
なお、念のため、これら当該制御棒を、これまで十分な使用実績のあるボロンカーバイド型制御棒に取替える。

＜制御棒配置図＞

433935312723191511070302061014182226303438

42：ハフニウムフラットチューブ型制御棒（全９体を点検）：ハフニウム板型制御棒（全４体を点検）
ハンドル

ハンドル

ローラー

ローラー
シース

ハフニウム板
固定部材（コマ）ハフニウム
フラットチューブ

シース

目視点検範囲冷却孔

冷却孔

ハフニウム板型制御棒

ハフニウムフラットチューブ型制御棒

6

図－４

配管内円柱状構造物健全性確認検査概要

配 管 内 に差 し込 まれている円 柱 状 の構 造 物 として、原 子 炉 冷 却 材 浄 化 系 等 にある
温 度 計 ウェル（保 護 筒 ）１２箇 所 およびサンプリングノズル８箇 所 について、放 射 線 透 過
試 験 にて形 状 を確 認 し、流 力 振 動 が発 生 するか評 価 を行 う。その結 果 、流 力 振 動 が発生 する可 能 性 がある箇 所 については、超 音 波 探 傷 検 査 にて健 全 性 を確 認 する。また、
今 後 使 用 す る予 定 のないサンプリングノズル２箇 所 は、撤 去 する。
※：各電力事業者においては、平成７年１２月の国内プラントでの事故を踏まえ、配管内に設置されている円柱状構造物について、当時の知見をもとに評価を行い流力振動が発生しないことを確認していた。その後、日本機械学会で「配管内円柱状構造物の流力振動評価指針」が整備され、平成１８年１月より技術基準として適用されたことから、今回改めて評価を行うことにした。図面で形状が把握できた温度計ウェルなど６９箇所については、流力振動が発生する可能性がないことを確認している。

原子炉圧力容器

復水器
高圧給水加熱器
原子炉
格納容器

原子炉再循環ポンプ

８熱交換器

３

原子炉冷却材
循環ポンプ

９
原子炉
給水ポンプ

１７
２復水ポンプ
４脱塩器
フィルター

復水脱塩装置１０低圧給水加熱器
６
原子炉冷却材浄化系≪温 度 計 ウェルイメージ図 ≫５低圧給水加熱器
ドレンタンク≪健全性確認対象≫
原子炉浄化系
１測温抵抗体２

温度計ウェル

温度計ウェル

ヒータードレン系
管台

６箇所

３４

放射線透過検査にて形状確認

原子炉浄化系

溶接

６６箇所

５７６箇所

８サンプリングノズル
復水系

配管

２箇所

９

流れ
撤 去

サンプリングノズル

復水系
１０7２箇所

図－５

原子炉圧力容器等の供用期間中検査工事
概要

供用期間中検査として、原子炉圧力容器溶接部の超音波探傷検査、原子炉再循環ポンプＢのケーシング内面等および原子炉再循環ポンプＣ入口弁の弁内面等の目視検査を実施し、健全性を確認する。
原子炉再循環ポンプＢ

原子炉圧力容器

目視検査概要原子炉再循環系
Ａ～Ｃ
原子炉再循環ポンプ入口弁

格納容器

原子炉再循環ポンプ

原子炉圧力容器溶接部

超音波探傷検査概要：目視点検範囲
原子炉再循環ポンプＢ本体を分解し、ケーシング内面等の目視検査を実施する。

原子炉再循環ポンプＣ入口弁

目視検査概要弁仕様

電動機

口
径：約６６０ｍｍ型
式：仕切弁
駆動方式：電動式

弁棒

弁箱：クラス１機器供用期間中検査対象範囲：胴長手方向溶接線（１５本）：胴周方向溶接線（５本）

弁体

１．胴長手方向１５溶接線（３９３０６mm）の１０％が対象。
溶接線４３００mm について検査を行なう。
２．胴周方向５溶接線（７２９３５mm）の５％が対象。
溶接線３７５０mm について検査を行なう。

：目視点検範囲
原子炉再循環ポンプＣ入口弁を分解し、弁内面等の目視検査を実施する。

8

図―６

耐震裕度向上工事
概要

既設設備の耐震裕度を一層向上させるため、格納容器冷却系等の配管や中央制御室換気空調系の空調ダクトのサポート等を強化する。
【工事箇所一覧】
系統名称
非常用ガス処理系
中央制御室換気空調系

液体毒物注入系
格納容器冷却系

支持構造物の補強内容
非常用ガス処理ファン基礎改造
配管サポート改造
中央制御室再循環ファンフィルターケーシング改造
中央制御室給気ファンフィルターケーシング改造
空調ダクトサポート改造
配管サポート改造
配管サポート改造①ファン基礎改造

例示①②③③④②②②配管サポート改造
対象配管

ファン

改造前

防振ゴム
（天然ゴム）
サポート
基 礎

ファン

改造前
支持鋼材
（炭素鋼）

改造後

鋼材固定枠
（炭素鋼）
基 礎

：追設サポート

改造後③中央制御室換気空調系フィルターケーシング改造
改造前④空調ダクトサポートの改造：空気の流れ方向
活性炭フィルター

ファン

吊り棒

＜側面図＞

＜正面図＞

約２．８ｍ

約６．９ｍ

約３ｍ

約４．６ｍ

改造後

改造前

サポート設置

改造後

9サポート

図－７

給水系等配管点検工事
概要国内プラントにおいて発生した二次系配管破損事故を踏まえ、給水・復水系統等の配管６０７箇所について、超音波検査（肉厚測定）を実施する。

［点検部位］
点検区分
主要点検部位［うち代表部位］
その他点検部位合 計

管理指針改定後の点検対象部位
総 数
うち未点検部位
475
202
［175］
［12］
4,152
3,568
※１4,6273,770

今回点検部位
123［12］484607

今回点検後の点検未実施部位
91［0］※２
3,085
3,176

※１：NISA（原子力安全・保安院）文書「原子力発電所の配管肉厚管理に対する要求事項について」を受け、対象範囲、対象配管材料の見直しを行い、点検対象総数を 4,627 箇所とした。
※２：主要点検部位のうち代表部位については今回で全て点検完了となる。

配管点検箇所概略系統図：主な点検箇所を示す
非常用復水器

蒸気式空気抽出器へ
蒸化器へ

※
原子炉
主蒸気
ドレンライン

湿分分離器

※

※

※

高圧タービン

発電機

低圧タービン

海水

ドレン配管

復水ポンプ

※各軸ｼｰﾙへ

原子炉再循環ポンプ
浄化装置

主蒸気系より主蒸気系より

蒸気式
空気抽出器

蒸化器

凡例

グランド蒸気復水器

復水器へ

主蒸気系
復水系
給水系
給水加熱器ドレン系
給水加熱器ベント系
抽気系
原子炉冷却材浄化系
非常用復水器系
グランド蒸気系

復水貯蔵タンクより
復水器へ

給水加熱器

復水器へ

原子炉給水ポンプ

給水加熱器

低圧給水加熱器
ドレンタンク

10

復水器へ

給水加熱器

低圧給水加熱器
ドレンポンプ

復水脱塩装置ドレンクーラ別紙

敦賀発電所1号機 第３１回定期検査の作業工程
平成１９年２月１６日から約３ケ月の予定であり、以下の作業工程にて実施します。

平成１９年２月

平成１９年３月

平成１９年４月

調整運転開始 定期検査終了（５月上旬予定）(定常運転再開)（５月下旬予定）
原子炉起動（４月下旬予定）

発電機解列（２/１６予定）

原子炉圧力容器開放

起動操作

主燃料取出

要

平成１９年５月

燃料装荷

格納容器
漏えい率検査(準備を含む)

炉内点検、原子炉再循環系主要弁点検

工
原子炉圧力容器復旧
主発電機用励磁機取替工事

程
原子炉圧力容器頭部冷却系配管改造工事

原子炉再循環系主要弁点検工事