平成18年４月12日
原子力安全対策課( １ ８ － ５ )＜15時記者発表＞

高浜発電所２号機の第２３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

高浜発電所２号機（加圧水型軽水炉；定格電気出力８２．６万kW）は、平成18年４月14日から約３カ月の予定で第２３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

問い合わせ先(担当：嶋崎)
内線2352・直通0776(20)0314

1

１

主要工事等
(1) 原子炉冷却系統設備小口径配管取替工事（図－１参照）
海外での損傷事例に鑑み、安全注入系統の溶存酸素濃度が高く応力腐食割れの可能性がある配管分岐部について、応力集中を低減させるため溶接形状を変更し、耐食性に優れた材料に取り替える。
(2) １次冷却材管内構造物流体振動対策工事（図－２参照）
本年１月より新しい技術基準が施行されたことを踏まえ、配管内に設置されている温度計ウェル（さや管）などの円柱状構造物の流体振動評価を行った結果、流体振動が発生する可能性があると評価された
１次冷却材系統の温度計ウェル（６本）について、ウェルと１次冷却系配管の隙間をなくすなど、流体振動の発生を回避した剛構造のものと取り替える。
＊；各電力事業者においては、平成７年12月の「もんじゅ」事故を踏まえ、配管内に設置されている温度計ウェルなどについて、当時の知見をもとに評価を行い流体振動が発生しないことを確認していたが、その後、日本機械学会において「配管内円柱状構造物の流力振動評価指針」が整備され、本年１月より技術基準として適用されたことを受けて、改めて保守的な評価を実施した。

２

設備の保全対策(1) 原子炉容器管台溶接部等の応力腐食割れに係る点検（図－３参照)国内外ＰＷＲプラントにおいて、6 0 0系ニッケル基合金を用いた原子炉容器上部ふた管台や１次冷却材系統の溶接部で応力腐食割れが発生した事象に鑑み、溶接箇所に6 0 0系ニッケル基合金が使用されている
原子炉容器冷却材出入口管台、蒸気発生器冷却材出入口管台および加圧器サージ管台について、外観目視点検や超音波探傷検査を実施する。
(2) 高サイクル熱疲労割れに係る点検（図－４参照）
国内ＰＷＲプラントにおいて、再生熱交換器の胴側出口配管部で、高温水と低温水の混合により発生する温度ゆらぎを主要因とする高サイクル熱疲労割れが発生した事象に鑑み、同様の熱疲労割れが発生する可能性のある余熱除去クーラバイパスライン接続部について、超音波探傷検査を実施する。
(3) ２次系配管の点検等（図－５参照）
美浜発電所３号機において２次系配管が減肉し破損した事故に鑑み、２次系配管1 , 2 7 8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1 , 2 6 5箇所、内面目視点検13箇所；今回で未点検箇所の点検を終了）
過去の点検結果から減肉傾向の見られる部位等3 2 6箇所について、計画的に、炭素鋼材から耐食性に優れたステンレス鋼の配管に取り替える。

2

(4) 中央制御室への蒸気流入に係る点検（図－６参照）
美浜発電所３号機２次系配管破損事故において、中央制御室につながるケーブルトレイおよび電線管の壁貫通部等のシール施工が不適切であったため中央制御室への蒸気浸入が認められたことを踏まえ、中央制御室貫通部等のシール施工状況を点検し、不適切な箇所については補修を行う。

３

燃料取替計画燃料集合体全数 157体のうち、73体（うち52体は新燃料集合体）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18年６月下旬
平成18年６月下旬
平成18年７月下旬

図－１ 高浜発電所２号機 原子炉冷却系統設備小口径配管他取替工事
工事概要
海外での損傷事例に鑑み、溶存酸素濃度が高く応力腐食割れの可能性がある安全注入系統の配管分岐部について、応力集中を低減させるため溶接形状を変更し、耐食性に優れた材料に取り替える。
【酸素型応力腐食割れ※メカニズム】※酸素型応力腐食割れ：溶接等の熱影響により鋭敏化 （耐腐食性が低下）した配管に、高温、高溶存酸素濃度の水質条件下で割れが発生する事象。

ソケット溶接部 ⇒ 応力集中・内部流体が滞留⇒ 高溶存酸素濃度
・高温流体の熱伝達 ⇒ 高温・溶接等の熱影響⇒ 耐腐食性低下

配管
高温水の流れ取替対象範囲高浜２号機
系 統対 象 箇 所

箇所数

図中番号

安全注入系統

蓄圧注入ラインベント配管他

７①

取替範囲概略図

：取替範囲
：取替範囲

蓄圧注入ラインベント配管
口径：３／４Ｂ→変更なし
材質：ＳＵＳ３０４→ＳＵＳ３１６に変更※ ：取替弁
①※

Ｃ
蒸気
発
生器

酸素型応力腐食割れが発生する可能性がある箇所①※※

Ｃ-アキュムレータ

Ｃ冷却材ポンプ

テストライン

加圧器

Cﾙｰﾌﾟ

原子炉

Ｂ蒸気発生器

Ａ蒸気
発
生器

逆止弁

Aﾙｰﾌﾟ

母 管
口径：１２Ｂ→変更なし
材質：ＳＵＳ３１６→変更なし

Ａ冷却材
ポンプ

Bﾙｰﾌﾟ

溶接式継手の溶接方法の変更

Ｂ冷却材ポンプ※（変更前）ソケット溶接①※（変更後） 突合せ溶接①※
テストライン※
テストライン①①※

Ａ-アキュムレータ

弁

弁①※
Ｂ-アキュムレータ

溶接箇所

4溶接箇所

図－２ １次冷却材管内構造物流体振動対策工事
工事概要
本年１月に新しい技術基準が施行されたことを踏まえ、配管内に設置されている温度計ウェル（さや管）などの円柱状構造物の流体振動評価を行った結果、流体振動が発生する可能性があると評価された１次冷却材系統の温度計ウェル(６本)について、ウェルと１次冷却材配管の隙間を無くすなど、流体振動の発生を回避した剛構造のものと取り替える。
【流体による同期振動のメカニズム】
温度計ウェル
配管
水の流れ流れの中に円柱状構造物を置くと、渦が発生する。

渦に伴い流体振動が発生する。
下から見た図水の流れ
温度計ウェル

取替概略図
系統概要図※：取替温度計ウェル（Ａ～Ｃループ）
加圧器

※A
蒸気発
生器

取替箇所

取替本数

Ａ～Ｃループ1次冷却材
高温側 温度計ウェル

３

Ａ～Ｃループ1次冷却材
低温側 温度計ウェル

３

Ｃ冷却材ポンプより

Cループ
Aループ

C蒸気発生器へ

原子炉※

B蒸気発生器へ

Bループ（１冷却材系統）

A冷却材ポンプ
B冷却材ポンプより

温度計ウェル取替前後比較
部：取替箇所

変更前

変更後

アダブタ

温度計ウェル

温度計ウェル
ねじ込み
約151mm

測温抵抗体

溶接

管台
管台

H/L：約73mm
C/L：約69mm

1次冷却材管との隙間を無くし、流体振動の発生を回避させる

隙間：約０．５５mm
１次冷却材管

１次冷却材管約22.6mm

H/L：約35mm
C/L：約39mm

穴の直径：約22.6mm

H/L：1次冷却材高温側
C/L：1次冷却材低温側

約21.5mm約19.8mm

5

先端部を細くし、、流体振動の発生を回避させる

図－３ 原子炉容器管台溶接部等の応力腐食割れに係る点検
点検概要
国内外ＰＷＲプラントにおいて、６００系ニッケル基合金を用いた１次冷却材系統の溶接部で応力腐食割れが発生した事例に鑑み、溶接箇所に６００系ニッケル基合金が使用されている、原子炉容器冷却材入口管台、蒸気発生器冷却材出入口管台、加圧器サージ管台について、外観目視点検や超音波探傷検査を実施する。

加圧器
サージ管台の点検概要

概略系統図
原子炉容器概略図

配管（ステンレス）

蒸気タービンへ

冷却材
入口管台

冷却材
出口管台

溶接部
（６００系ニッケル基合金）

給水

超音波探傷検査

燃料集合体

原子炉容器

冷却材ポンプ
加圧器サージ管台（低合金鋼）

底部管台

蒸気発生器
冷却材出口管台の点検概要

原子炉容器冷却材入口管台の点検概要

超音波探傷検査（Ａ）
冷却材出口管台（低合金鋼）

配管（ステンレス）

目視点検（Ａ、Ｂ、Ｃ）
溶接部（６００系ニッケル基合金）

配管（ステンレス）

目視点検(Ａ、Ｂ)

冷却材入口管台（低合金鋼）

溶接部（６００系ニッケル基合金）

管台点検箇所
点検箇所
管台
点検方法

外観目視点検超音波探傷検査

原子炉容器
上部
入口
出口
ふた Ａ Ｂ Ｃ Ａ Ｂ Ｃ－ ◎ ◎ ◎ ◎ ◎ ◎－ ● ● ● ● ● ●

加圧器
逃がし
スプレ
底部
安全弁
サージ
弁
弁

●
－－－－－－－

●
◎

蒸気発生器
出口
入口
Ａ Ｂ Ｃ Ａ Ｂ Ｃ● ◎ ● ◎ ◎ ＝○ ○ ● ◎ ● ●◎：今回定期検査で実施○：次回定検以降実施●：点検実施済み＝：超音波探傷検査実施による対象外－：対象外6

図－４ 高サイクル熱疲労割れに係る点検
点検概要
国内ＰＷＲプラントにおいて、再生熱交換器の胴側出口配管部で、高温水と低温水の混合により発生する温度ゆらぎを主な要因とする高サイクル熱疲労割れが発生した事例に鑑み、同様の熱疲労割れが発生する可能性のある余熱除去クーラ出口バイパスライン接続部について、超音波探傷検査を実施する。

原子炉格納容器

概略系統図
タービンへ

余熱除去クーラ
バイパスライン
接続部
加圧器

低温水
低温水

余熱除去ポンプ

蒸気発
生器（低圧注入系）

余熱除去
クーラ

復水器から蒸気発生器へ
高温水

高温水
蒸気発生器から（余熱除去系）

配管点検箇所（例）

原子
炉
容器

燃料

１次冷却材
ポンプ

：溶接部

流れ流れ

（低温）

：今定検における点検箇所

点検実施済（合流点上、下流側）

Ａ系統：１箇所 、 Ｂ系統：１箇所
流れ（高温）
高低温の内部流体が合流することによる温度ゆらぎが生じ、熱疲労による割れが発生する可能性のある箇所。
なお、今回の下流側の点検については、検査の充実を図るため、点検範囲を拡大して実施する。

7

図－５ ２次系配管の点検等
点検概要
（点検）
今定期検査において、合計１，２７８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） １，２６５箇所、目視点検１３箇所〕○２次系配管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 今回点検開始時点で管理指針」の点検未実施部位

8321,8612,693

主要点検部位その他部位
合 計

今回点検実施部位

453083536136521,265

今回点検実施後の点検未実施部位

000 ※※ 高浜発電所２号機は高経年化プラントであり、２次系配管の管理指針に基づき、点検未実施部位は、至近２定検（平成１６年８月を起点として）で全箇所を点検することとしている。
今回は、至近２定検目であり、点検未実施部位の点検をすべて完了させる。

○２次系配管の管理指針に基づく目視点検ならびに超音波検査（肉厚測定）部位
高圧排気管の直管部１３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、配管内面に減肉傾向が認められれば、配管外面からの超音波検査（肉厚測定）を実施する。

取替概要○過去の点検結果から減肉傾向の見られる部位等３２６箇所について、計画的に炭素鋼から耐食性に優れたステンレス鋼の配管に取り替えます。
復水系統

系統別概略図

給水系統
主蒸気系統
抽気系統

：主な配管取替箇所

ドレン系統【取替理由】①余寿命１０年未満で減肉が確認されたため取り替える（１６箇所）
・炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼 １６箇所②
低圧タービン

蒸
気
発
生器

高圧
タービン

②配管の保守性を考慮して取り替える（２０２箇所）・炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼 ２０２箇所①
復水器

湿分分離加熱器③
スチーム
コンバータへ

復水ポンプ

グランド
コンデンサ

復水器へ
高圧給水加熱器へ

脱気器
タンクへ

④

高圧
給水加熱器

脱気器

復水ブースタポンプ

脱気器タンク
第１～５給水加熱器
給水ポンプ

給水ブースタポンプ

8③これまでに他プラントで減肉を確認した
類似箇所 １６箇所）
・炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼 １６箇所
④配管取替による作業性を考慮して取り替える （９２箇所）
・炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼 ９２箇所

図－６

中央制御室への蒸気流入に係る点検

点検概要
美浜発電所３号機事故において、中央制御室につながるケーブルトレイおよび電線管の壁貫通部等のシール施工が不適切であったため、中央制御室への蒸気浸入が認められたことを踏まえ、中央制御室貫通部等のシール施工状況を点検し、不適切な箇所について補修を行う。

点検箇所概要図［建屋側面図］［建屋平面図］

制御建屋
タービン建屋

補助 ４Ｆ
建
屋

１号機
中間建屋

制
④御盤

中央制御室

３Ｆ

補助建
屋

①

中２Ｆ

ケーブル処理室

２Ｆ

リレー室

蒸気タービン建屋

蒸気中央制御室等（制御建屋）

⑤
１Ｆ

２号機
中間建屋

：貫通部点検箇所：貫通部点検実施済み箇所（前回定期検査にて）：美浜３号機事故時の蒸気の流入経路（例）

壁貫通部の点検床貫通部の点検

各建屋からケーブル処理室への壁貫通部

ケーブル処理室から中央制御室への床貫通部

目視点検箇所のイメージ

目視点検箇所のイメージ
中央制御室

各建屋ケーブル処理室
ケーブル処理室から目視点検

電線管

各機器へ

ケーブル

シール部
ケーブルトレイ
ケーブル
ケーブル処理室

9

ケーブル

シール部

別

高浜発電所２号機

紙

第２３回定期検査の作業工程

平成１８年４月１４日から約３ヶ月の予定であり、以下の作業工程にて実施します。
（平成１８年４月１２日現在）
平成１８年４月

主平成１８年５月

平成１８年７月

平成１８年６月

総合負荷性能検査（７月下旬予定）解列（４／１４予定）
並列（６月下旬予定）

出力上昇試験

１次冷却材系統降温要原子炉容器開放

原子炉容器組立
起動試験

燃料取出

燃料装荷
起動前弁点検工

原子炉冷却系統設備
小口径配管他取替工事等
１次冷却材系統
漏えい検査

格納容器
漏えい率検査蒸気発生器ＥＣＴ：主要作業予定

程
２次系配管点検および取替：その他作業予定［参 考］高経年化対策として実施する作業○蒸気発生器および原子炉容器の出入口管台６００系ニッケル基合金使用部位特別検査
蒸気発生器および原子炉容器の出入口管台の金属表面に当該部位の損傷によるほう酸の付着がないことを目視により確認する。
○高サイクル熱疲労割れに係る検査
通常運転時に高低温の内部流体が合流することによる温度ゆらぎが生じ、かつ応力集中が生じることにより、熱疲労割れが発生する可能性が高い部位の健全性を確認するため、余熱除去クーラバイパスライン接続部について、超音波探傷検査により欠陥の有無を確認する。
○２次系配管検査，蒸気タービン開放検査
美浜３号機配管破損事故を踏まえた「高経年化プラントへの２次系配管肉厚管理の更なる充実」（平成１６年１１月２５日 お知らせ済）に基づく、配管の肉厚測定を行う。
○コンクリート構造物検査
使用環境等によって圧縮強度の低下が生じる可能性のあるコンクリート構造物の構造健全性を確認するため、外部遮へい壁や取水構造物等、コンクリート代表部位表面の反発硬度を計測し、圧縮強度に急激な経年変化が生じていないことを確認する。
○燃料取換クレーン他ロッキングカム検査
燃料取換クレーンおよび燃料ピットクレーンにおいて、燃料をつかむフィンガはロッキンガムにより作動するが、これらの摺動部はこすれにより磨耗する可能性があるため、ロッキングカムとフィンガの隙間計測を行い、これらの機能に係る健全性を確認する。
○原子炉格納容器トップドーム部検査
原子炉格納容器トップドーム部の健全性(有意な腐食の無いこと)を板厚測定により確認する。

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