平成20年７月31日
原子力安全対策課(２ ０ － ２ ９ )＜10時記者発表＞

大飯発電所１号機の原子炉起動と調整運転の開始について（第２２回定期検査）

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１号機（加圧水型軽水炉；定格電気出力117.5万kW）は、平成
20年６月４日から第２２回定期検査を実施しているが、平成20年８月１日に原子炉を起動し、翌２日に臨界となる予定である。
その後は諸試験を実施し、８月３日頃に定期検査の最終段階である調整運転を開始し、８月下旬には経済産業省の最終検査を受けて営業運転を再開する予定である。

１

主要工事等
(1) 耐震裕度向上工事（図－１参照）
既設設備の耐震性を一層向上させるため、余熱除去系統などの配管、格納容器排気系統などのダクト、動力変圧器、伝送器の支持構造物を強化した。
(2) ２次系熱交換器取替工事（図－２参照）
２次系の水質向上対策として、蒸気発生器への不純物持ち込み低減を図るため、第１および第２低圧給水加熱器の伝熱管を銅合金製からステンレス製に取り替えた。
(3) 原子炉冷却系統設備小口径配管取替工事（図－３参照）
国外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、高温環境で溶存酸素濃度が高い可能性のある１次系統の閉塞部について、溶接部を計画的に応力集中が小さい形状に変更しており、今定期検査では、化学体積制御系統の配管１箇所について溶接形状を変更した。

-1-

２設備の保全対策(1) ２次系配管の点検等（図－４参照）①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 1,576 箇所について超音波検査（肉厚測定）等を行った結果、必要最小厚さを下回る箇所が１箇所、次回定期検査までに必要最小厚さを下回る可能性があると評価された箇所が２箇所確認された。
（超音波検査 1,522箇所、内面目視点検 54箇所）②今定期検査開始時には197箇所の配管取替えを計画していたが、必要最小厚さを下回る１箇所、次回定期検査までに必要最小厚さを下回る可能性があると評価された２箇所、および配管取替え時の作業性を考慮して29箇所を追加し、合計229箇所の配管を取り替えた。

３

蒸気発生器伝熱管の渦流探傷検査結果
蒸気発生器４台のうち、ＡおよびＣ－蒸気発生器伝熱管全数（3,382本×２台、計6,764本）について、渦流探傷検査を実施し、異常のないことを確認した。

４

燃料集合体の取替え
燃料集合体全数 193 体のうち、77体（うち60体は新燃料集合体で、55,000MWd/t高燃焼度燃料）を取り替えた。
燃料集合体の外観検査（45体）を実施した結果、異常は認められなかった。

５

次回定期検査の予定
平成21年

６

夏頃

その他

○定期検査中に発生した安全協定に基づく異常事象(1)管理区域内での作業員の体調不良（図－５参照）
７月16日、１，２号機使用済燃料ピットエリア(管理区域内）にて、燃料外観検査用水中カメラの片付け作業を行っていた作業員が、水中カメラの調整用の架台の取外し作業中、当該架台とともに落水した。
この作業員は、負傷はなく、内部被ばくおよび外部被ばくもないことを確認した。
その後、７月23日、沈下した架台等の引上げ作業をしていた別の作業員が、作業終了後、給水所にて、休憩していたところ、19時10分頃、気-2-分が悪くなった。
その後、当該作業員を管理区域から退出させ、産業医による診察と、点滴による治療を受けた後、町内の病院へ搬送した。
診断の結果、熱中症の疑いがあると診断され、経過観察のため入院し、その後、26日に退院したが、８月１日の再診察までは自宅療養とし就労を禁ずるとの診断であったことから休業４日以上となった。
本事象を踏まえ、作業環境に合わせた熱中症対策としてクールベストの充実、作業前および作業中のこまめな水分や塩分補給の重要性を全協
力会社に周知した。

問い合わせ先(担当：内園)
内線2354・直通0776(20)0314-3-

図－１ 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、余熱除去系統などの配管、格納容器排気系統などのダクト、動力変圧器、伝送器の支持構造物を強化した。
支持構造物を補強する系統概要図
アニュラス排気筒

燃料取替用水タンク

格納容器排気系統（ダクト）６箇所

格納容器スプレイ

エアリターン排気系統（ダクト）２１箇所

格納容器スプレイ系統
２箇所

アイスコンデンサ
フィルタ

蒸気発生器
格納容器スプレイポンプ

充てん高圧注入ポンプ

化学体積制御系統
１箇所

空気再循環ファン

加圧器

蓄圧
タン
ク

給水（高圧給水加熱器より）

一次冷却材
ポンプ

伝送器架台
８台

アニュラス浄化系統（ダクト）７１箇所

原子炉補機冷却系統
５箇所

原子炉補助建屋

動力変圧器
２台（工事実施箇所数）
配管支持構造物
２５箇所
ダクト支持構造物 １３１箇所
機器支持構造物 １０台
合 計
１６６箇所

伝送器架台の強化例（イメージ）
【工事前】

【工事後】

Ｕボルト
（鋼材）

原子炉補助建屋

原子炉建屋

化学体積制御系統配管の支持部の強化例（イメージ）【工事前】

主蒸気（タービンへ）

補助建屋よう素除去排気系統（ダクト）３３箇所

原子炉
容器

余熱除去ポンプ

余熱除去系統１７箇所

プラント排気筒【工事後】サポート部材追加

太径Ｕボルトへ交換

伝送器

配管

サポート部材補強

ストッパー追加【化学体積制御系統】
１次冷却材の水質および水量を制御する系統【伝送器】
圧力、流量の値を電気信号に変えて、指示計や警報装置に送る機器

図－２

２次系熱交換器取替工事

工事概要
２次系の水質向上対策として、蒸気発生器への不純物持ち込み低減を図るため、第１および第２低圧給水加熱器の伝熱管を銅合金製からステンレス製に取り替えた。

概略系統図

蒸気
蒸気

低圧
タービン

発電機
循環水ポンプ水

高圧タービン

復水器
海水

水

復水ポンプ
海水

高圧給水加熱器
放水口

水
水
原子炉容器

第１低圧給水加熱器（３台）
第２低圧給水加熱器（３台）

主給水ポンプ

冷却材ポンプ

第３低圧給水加熱器
第４低圧給水加熱器
第５低圧給水加熱器

取替対象※復水器、第３、４、５低圧給水加熱器及び高圧給水加熱器は取替済み

給水加熱器概要図
第１低圧給水加熱器の例：取替部分（管巣）
ドレン入口

蒸気入口

蒸気入口

蒸気入口

蒸気入口

給水出口

給水入口

管支持板

伝熱管

管支持板支持棒
ドレン出口

ドレン出口

・工場にて管巣（伝熱管の集合体）状態に組み立て、搬入・据付。

第１，２低圧給水加熱器の主な仕様

伝熱管材料

第１低圧給水加熱器

第２低圧給水加熱器

取替前

取替後

取替前

取替後

銅合金

ｽﾃﾝﾚｽ

銅合金

ｽﾃﾝﾚｽ

伝熱管本数

840

1,230

840

1,243

外観長さ

約１８ｍ

約１８ｍ

約１３ｍ

約１３ｍ

外観直径

約 ２ｍ

約 ２ｍ

約 ２ｍ

約 ２ｍ

図－３ 原子炉冷却系統設備小口径配管他取替工事
工事概要
国外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、高温環境で溶存酸素濃度が高い可能性のある１次系統の閉塞部について、溶接部を計画的に応力集中が小さい形状に変更しており、今定期検査では化学体積制御系統の配管１箇所について溶接形状を変更した。
取替概要図
取替箇所
系統名

対象箇所

箇所数

図中番号

化学体積制御系統

余剰抽出水ライン

1①

溶接式継手の溶接方法の変更例(概略図)【説明】（変更前）ソケット溶接

：取替範囲

＊：取替弁

（変更後） 突合せ溶接

弁

弁：酸素型応力腐食割れの可能性が高いと考えられる部位
溶接箇所

溶接箇所

主蒸気

イメージ図
給水加圧器

蒸気発生器

軸封水

１次冷却材ポンプ

①＊

原子炉容器

余剰抽出水ライン
体積制御タンク

軸封水（１次冷却材ポンプ）

充てんポンプ

化学体積制御系統

図－４ ２次系配管の点検等
点検概要
今定期検査において、合計１，５７６箇所について超音波検査（肉厚測定）等を実施した。
＜超音波検査（肉厚測定）：１，５２２箇所、内面目視点検：５４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
今回点検実施部位

今回点検実施後の未点検部位

81 <0>

767 <0>0 <0>2,166 <0>0 <0>755 <0>0 <0>3,737 <0>

81 <0>

1,522 <0>

0 <0>

総数

未点検部位

主要点検部位

1,571 <0>

その他部位
合計

<>は定検開始時からの増減○２次系配管肉厚の管理指針に基づく内面目視点検
高圧排気管の直管部５４箇所について、配管内面から目視点検を実施した。
（結果）○必要最小厚さを下回っている箇所が１箇所確認され、炭素鋼からステンレス鋼に取替えた。
○次回定期検査までに必要最小厚さを下回る可能性があると評価された箇所が２箇所確認され、炭素鋼からステンレス鋼に取替えた。

取替概要○ 今定期検査開始時には１９７箇所の配管取替を計画していたが、必要最小厚さを下回っている１箇所、次回定期検査までに必要最小厚さを下回る可能性があると評価された２箇所、および配管取替時の作業性を考慮して２９箇所を追加し、合計２２９箇所の配管を取り替えた。
復水系統

系統別概略図【取替理由】

給水系統
主蒸気系統①余寿命10年未満で減肉が確認されたため取り替えた。
（２１箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼 19箇所＜2箇所を追加取替＞
炭素鋼 ⇒ 低合金鋼 2箇所

ドレン系統：主な配管取替箇所

③蒸気
発
生器

低圧タービン

高圧タービン

復水器
湿分分離加熱器

復水ポンプ

グランドコンデンサ①⑤①
高圧給水加熱器①④給水ポンプ①②①②③④第３～５
第１～２
低圧給水加熱器 低圧給水加熱器 復水ブースタポンプ②余寿命10年以上であるが減肉が確認されたため取り替えた。
（２箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼 2箇所③配管取替による作業性を考慮して取り替えた。
（４０箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼 39箇所＜2箇所を追加取替＞
炭素鋼 ⇒ 低合金鋼 1箇所④配管の保守性を考慮して取り替えた。
（１６５箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼
34箇所
炭素鋼 ⇒ 低合金鋼 131箇所⑤必要最小厚さを下回っていたため取替えた。
（１箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼 1 箇所＜１箇所を追加取替＞(合計 229箇所)

図－５ 管理区域内での作業員の体調不良【発生場所および作業場所】【原子炉補助建屋ＥＬ31.6ｍ】

作業場所

キャスクピット
２号炉

作業場所

１号炉

原子炉補助建屋
使用済み燃料ピット
タービン建屋

発生場所（給水所）
落下したカメラ
調整用の架台キャスクピット：タイベック、ゴム手袋着用エリア（架台引き上げ時は、半面マスクを着用）

使用済燃料ピット：作業エリア：当該者が作業していた主なエリア
扇風機２台（高温作業対策）

クレーン移動方向

使用済燃料ピットクレーン

作業場所約３２℃【作業時の服装】
タイベック（身体汚染の防止）

半面マスク（内部被ばくの防止）

ゴム手袋（身体汚染の防止）【作業時間】
７月２３日 ９：２０～１９：００
実作業時間：約６時間
休憩時間 ：約３．５時間（３回）

大飯発電所１号機

第２２回定期検査の作業工程

平成２０年６月４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ています。
（平成２０年７月３１日現在）
平成２０年６月

平成２０年７月

平成２０年８月

総合負荷性能検査（８月下旬の予定）

並列（８月３日頃の予定）

解列（６月４日）

出力上昇試験
１次冷却材系統降温

主原子炉容器開放

原子炉容器組立

燃料取出

燃料装荷

起動試験

１次冷却材系統漏えい検査

起動試験

１次系弁・ポンプ点検
要

起動前弁点検２次系配管点検および取替工： 主要作業予定：その他作業予定
程

黒塗りは実績を表します。
（参考）高経年化対策として実施した作業
大飯発電所１号機は、平成21年に運転開始後30年を迎えることから、高経年化技術評価の結果に基づき、今定期検査より高経年化対策を実施した。
○２次系配管点検
２次系配管については、運転開始後30年を迎える前の定期検査から３定検以内に点検対象部位全数を点検することとしており、今定期検査では1,576箇所の点検を実施した。（保安院が示す余寿命評価方法
で、配管曲がり部などの１回点検箇所について余寿命評価し、５年未満となった14箇所を含む）○２次系配管支持構造物追設工事
２次系配管の耐震性については、高経年化技術評価で問題のないことを確認しているが、耐震性を一層向上させるため、今定期検査において第３抽気系統やグランド蒸気系統などの支持構造物３０箇所を強化した。