平成22年２月19日
原子力安全対策課(２ １ － ９ ６ )＜15時記者発表＞

敦賀発電所２号機の第１７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２号機（加圧水型軽水炉；定格電気出力 116.0 万kW）は、平成
２２年２月21日から約５カ月の予定で第１７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：有房)
内線2354・直通0776(20)0314

-1-

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、１次冷却材系や余熱除去系などの配管、格納容器スプレイ冷却器、非常用ディーゼル発電機燃料貯蔵タンク、ポーラクレーンの支持構造物を強化する。

(2)

600系ニッケル基合金溶接部の応力腐食割れに係る予防保全工事（図－２参照）
国内外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえた予防保全対策として、溶接部での残留応力を低減させるため、原子炉容器底部にある炉内計装筒の内面及び溶接部についてウォータージェットピーニン
グ工事 ※１ を、加圧器に設置されている管台の溶接部についてレーザー照射による応力改善工事 ※２ を実施する。
※１

配管内面に高圧ジェット水を吹き付けることにより、溶接部表面の引っ張り残留応力を圧縮応力に変化させる。

※２

配管外面をレーザー照射することにより内外面に温度差を与え、溶接部内表面の引っ張り残留応力を圧縮応力に変化させる。

(3)

格納容器再循環サンプスクリーン取替工事(図－３参照)１次冷却材喪失事故時に格納容器再循環サンプスクリーンが異物混入により機能低下することを防止する観点から、スクリーンをより表面積の大きいものに取り替える。
また、同スクリーンを通過した異物が流量調整弁で閉塞しないよう弁の開度（隙間）を大きくし、その下流側に流量調整用オリフィスを設置する。
※３ 国外ＢＷＲプラントでの非常用炉心冷却系統ストレーナの閉塞事象を踏まえた原子力安全・保安院の指示を受け、格納容器再循環サンプスクリーンの有効性を評価した結果、設備上の対策が必要であると評価された。なお、設備上の対策を講じるまでは、閉塞事象発生時対応マニュアルの整備などの暫定対策を講じており、安全上の問題が生じることはない(4)

１次系小口径曲げ配管取替工事(図－４参照)国外ＢＷＲプラントにおいて、芯金を使用して曲げ加工した配管の内面で応力腐食割れが発生した事象を踏まえ、１次冷却材系統につながる曲げ配管のうち、芯金を使用して曲げ加工したものを芯金を使用せずに曲げ加工した配管に取り替える。

(5)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（温度ゆらぎによる熱疲労）を踏まえ、２系列ある充てん配管を撤去し、新たに１系列を設置する。

-2-

(6)

原子炉保護系制御盤等取替および電源装置改造工事 （図－６参照）
原子炉保護装置 ※４ の電子部品が製造中止となったことから、今後の保守性を考慮し、デジタル制御のものに取り替える。取替えに伴い消費電力が増加するため、当該制御盤等に電源を供給している計器用インバータ電源装置及び安全系直流電源装置について電源容量（電源供給能力）を大きくする改造を行う。
また、この工事に合わせて原子炉停止信号や工学的安全施設作動信号の発信に用いられている信号を増やし、信頼性の向上を図る。
※４

１次冷却材系統の圧力・温度などからプラントの異常を検出して、原子炉トリップ遮断器および工学的安全施設を動作させるための信号を送る装置。

（7） 制御棒駆動装置制御盤等取替工事（図－７参照）
制御棒駆動装置制御盤の構成部品が製造中止となったことから、今後の保守性を考慮し、国産のものに取り替える。また、当該制御盤の取替えに伴い、制御棒駆動装置に電源を供給している装置に交流が流れるようになることから部品の一部を取り替える。
（8） 高圧タービン入口圧力調整工事（図－８参照)前回の定期検査（第１６回）において、設備の予防保全（低圧ロータでの応力腐食割れ対策）として、材料を変更し、全一体型ロータ構造や最新設計のタービン翼等を採用した低圧タービンに取り替えるとともに、保守性向上の観点から高圧タービンについても取り替えた。
取替え後のプラント運転データからタービンの性能を確認したところ、蒸気が高圧タービンに入った直後の圧力が設計時に設定した値より若干低いことが認められたことから、設計時の値とするため、高圧タービンの一部の翼を取り替える。

-3-２設備の保全対策(1)（図－９参照)２次系配管の点検等
日本原子力発電(株)の定めた「配管肉厚管理手引書」に基づき、給水系等の配管 582 箇所について超音波検査（肉厚測定）を実施する。
また、過去の点検で減肉が確認された部位 14 箇所、配管取替え時の作業性を考慮した部位 45 箇所、予防保全の観点から取り替える部位
53箇所、合計 112 箇所を耐食性に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。

３

運転期間中に発生したトラブルに係る修繕および点検（原子炉格納容器内の手動弁でのほう酸析出について） （図－10参照)
平成21年５月７日、水質測定のため、１次冷却材を取り出している小口径配管に取り付けられている弁の保温材に、ほう酸の析出が認められた。調査の結果、弁の本体部から僅かな１次冷却材の漏れが確認されたため、当該弁を閉止することで漏れは停止した。
（平成21年６月３日公表済み）
今定期検査では、当該弁を新品に取り替えるとともに、漏れが発生した原因について詳細に調査を行う。

４

燃料取替計画燃料集合体全数 193 体のうち、101体（うち72体は新燃料集合体）を取り替える予定である。

５

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）：-4-

平成22年７月上旬
平成22年７月上旬
平成22年８月上旬

図－１

耐震裕度向上工事
概要

既設設備の耐震性を一層向上させるため、１次冷却材系や余熱除去系などの配管、格納容器スプレイ冷却器、非常用ディーゼル発電機燃料貯蔵タンク、ポーラクレーンの支持構造物を強化する。

概 要 図：配管の支持部の強化

格納容器スプレイ冷却器Ａ、Ｂの強化例（イメージ）

格納容器スプレイ冷却器

壁
ポーラクレーン

格納容器スプレイ
ポンプ

格納容器スプレイ系＜上面図＞

追加サポート

高圧注入系

高圧注水ポンプ

主蒸気系

壁

蒸気発生器

一次冷却系
余熱除去系
格納容器
スプレイ冷却器

蓄圧タンク

主蒸気（タービンへ）

主給水系

加圧器

余熱除去冷却器

余熱除去ポンプ

主給水（復水器より）

＜立面図＞
一次冷却材
ポンプ

燃料取替用水タンク

タービン
動補助給水
ポンプへ

原子炉容器
非常用ディーゼル
発電機燃料貯蔵タンク

非常用ディーゼル発電機

原子炉補助建屋

原子炉建屋

非常用ディーゼル発電機燃料貯蔵タンクＡ、Ｂの強化例（イメージ）＜平面図＞

ポーラクレーンの支持部の強化例（イメージ）
浮上がり防止装置
ポーラクレーン

既設基礎ボルト

新規基礎部材
非常用ディーゼル発電機
燃料貯蔵タンク

新規コンクリート

改造後
非常用ディーゼル発電機
燃料貯蔵タンク壁面

ボルト
既設基礎ボルト

既設基礎ボルト
溶接箇所

新規基礎部材

レール

取付ボルト

つめ

浮上がり防止装置
新規コンクリート

浮上がり防止装置のつめとつめ取付ボルトを

改造前

高強度材料（炭素鋼からクロムモリブデン鋼へ変更）に取り替える。
改造後アンカーボルト５図－２600 系ニッケル基合金溶接部の応力腐食割れに係る予防保全工事
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た予防保全対策として 、溶 接 部 で の 残 留 応 力 を 低 減 さ せ る た め 、原 子 炉 容 器 底 部 に あ る 炉 内 計 装 筒 の 内面 及 び 溶 接 部 に つ い て ウ ォ ー タ ー ジ ェ ッ ト ピ ー ニ ン グ 工 事 を 、加 圧 器 に 設 置 さ れ ている管台の溶接部についてレーザー照射による応力改善工事を実施する。
概要図
蒸気発生器
加圧器
原子炉容器

一次冷却材
ポンプ

②ウォータージェットピーニング工事①レーザー照射応力改善工事
点検：浸透探傷検査
超音波探傷試験
セーフエンド（ステンレス鋼）

ノズル
回転

レーザー
回転

上下
レーザー
発振器

管台にウォータージェット
ピーニングを実施

オーバーレイ（ステンレス鋼）

レーザー照射応力改善を実施

母材内面にウォータージェット
ピーニングを実施

原子炉容器（低合金鋼）

加圧器（低合金鋼）

回転ノズル
溶接部（管台）（600 系ニッケル基合金）

溶接部（管台）（600 系ニッケル基合金）

点検：渦流探傷試験
外観目視点検炉内計装筒（600 系ニッケル基合金）

オーバーレイ（ステンレス鋼）＜適用する予防保全工法＞
対象
内容②原子炉容器底部炉内計装筒管台５８箇所①加圧器管台３箇所
・安全弁用管台２台
・スプレイライン用管台

レーザー照射応力改善工事工法

ウォータージェットピーニング

レーザー
加熱装置

工法概略
管台溶接部

原理

回転ファイバー
レーザー
発振器

配 管 外 面 をレーザー照 射 することにより内 外面 に温 度 差 を与 え、溶 接 部 内 表 面 の引 っ張 り
残 留 応 力 を圧 縮 応 力 に変 化 させる。

６

配 管 内 面 に高 圧 ジェット水 を吹 き付 けることにより、溶 接 部 表 面 の引 っ張 り残 留 応 力 を圧 縮 応 力に変 化 させる。

図－３

格納容器再循環サンプスクリーン取替工事
概要

１次冷却材喪失事故時に格納容器再循環サンプスクリーンが異物混入により機能低下することを防止する観点から、スクリーンをより表面積の大きいものに取り替える。
また、同スクリーンを通過した異物が流量調整弁で閉塞しないよう弁の開度（隙間）を大きくし、その下流側に流量調整用オリフィスを設置する。

概 要 図
系統概要図
（格納容器再循環サンプ使用）

格納容器スプレイ

燃料取替用水タンク

流量調整用オリフィス設置（ほう酸注入ライン：４箇所）

原子炉格納容器

主蒸気（タービンへ）

蒸気発生器

格納容器スプレイポンプ
流量調整弁
充てん／
高圧注入ポンプ

オリフィス設置後：約２mm

流量調整弁
主給水（復水器から）オリフィス穴の直径：約１５mm
配管
内径約 34.4mm

原子炉容器

高圧注入ポンプ：1 次冷却材の流れ
オリフィス（材質：ステンレス）

１次冷却材ポンプ

１次冷却材配管破断時に１次冷却材が流出（１次冷却材喪失事故）

格納容器再循環サンプ

余熱除去ポンプ

流量調整弁の隙間
オリフィス設置前：約 1.1mm

１次冷却材冠水時の水位

EL 約-7.75m

スクリーン
EL：約-8.7m

参考（スクリーン取替イメージ）

取替前

取替後（イメージ）
モジュール

再循環サンプスクリーンの概要図

.

スクリーン
スクリーン

※新型のスクリーンは、複数のモジュールで構成されている。
[モジュール１基の大きさ]
大きさ：高さ約０．６ｍ、幅約１ｍ、奥行き約１ｍ
多孔板１４枚、多孔板１枚の面積：約１．３ｍ２
モジュール：一次冷却材の流れ：一次冷却材の流れ

約４５ｃｍ

コアチューブスクリーン

約１．４ｃｍヘッドカバー

約６０ｃｍ

多孔板

約２．５ｃｍ

ろ過穴

格納容器スプレイポンプへ
予熱除去ポンプへ（高圧注入ポンプ、充てん／高圧注入ポンプ）

約 2.5ｍ

格納容器スプレイポンプへ
予熱除去ポンプへ（高圧注入ポンプ、充てん／高圧注入ポンプ）

約 3.9ｍろ過穴

約３ｍｍ角

直径

表面積

Ａ：約２０ｍ２ Ｂ：約２０ｍ２

Ａ：約４１０ｍ２ Ｂ：約４１０ｍ２

材質

ステンレス

ステンレス

７約１．７ｍｍ

図－４

１次系小口径曲げ配管取替工事
概要

国外ＢＷＲプラントにおいて、芯金を使用して曲げ加工した配管の内面で応力腐食割れが発生した事象を踏まえ、１次冷却材系統につながる曲げ配管のうち、芯金を使用して曲げ加工したものを芯金を使用せずに曲げ加工した配管に取り替える。

工事概略図（曲げ加工法）
工事後（芯金を使用しない曲げ加工）

工事前（芯金を使用した曲げ加工）
【正面図】

曲げ金型

【正面図】

改良曲げ金型

芯金台

押さえ金具

芯金台

押さえ金具

配管内に芯金を挿入し、曲げ金型を回しながら曲げていく。

【改良曲げ金型】
配管との隙間を狭くした曲げ金型に変更したことで、芯金が不要となった。

内面が硬化移動

移動

取替範囲概略図

再生冷却器

充てん配管※（２系列）加圧器補助
スプレイ配管

加圧器

取替え範囲

蒸気発生器

：加圧器スプレイ配管 18 箇所：化学体積制御系配管 25 箇所

1次冷却材
ポンプ

原子炉容器
加圧器スプレイ配管※化学体積制御系配管のうち、充てん配管については、「高サイクル熱疲労割れに係る対策工事」（図－５参照）で新たに設置する１系列に芯金を使用せずに曲げ加工した配管を採用する。

８

図－５

高サイクル熱疲労割れに係る対策工事
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（温度ゆらぎによる熱疲労）を踏まえ、２系列ある充てん配管を撤去し、新たに１系列を設置する。

概 要 図＜系統概略図＞
再生冷却器

充てん配管（２系列）

加圧器補助
スプレイ配管

蒸気発生器

加圧器

1次冷却材
ポンプ

原子炉容器

改造部詳細
工事前

凡例

工事後

：撤去ライン：新設ライン

（待機系）
Ｃループ

（常用系）

再生冷却器

Ｃループ

より再生冷却器

Ｂループ

より
Ｂループ

加圧器補助
スプレイラインへ

加圧器補助
スプレイラインへ高サイクル熱疲労（シートリーク型）発生メカニズム

Ｂループ

主管
（高温水）

高温水と低温水の境界が変動する
ことにより、熱疲労が発生

隔離弁でシート漏れが発生した場合、低温水が流入
隔離弁

逆止弁

逆止弁
（低温水）

９

図－６(1/2)

原子炉保護系制御盤等取替および電源装置改造工事
原子炉保護系制御盤等取替

概要

原子炉保護装置※の電子部品が製造中止となったことから、今後の保守性を考慮し、デジタル制御のものに取り替える。また、この工事に合わせて原子炉停止信号や工学的安全施設作動信号の発信に用いられている信号を増やし、信頼性の向上を図る。
※１次冷却材系統の圧力・温度などからプラントの異常を検出して、原子炉トリップ遮断器および工学的安全施設を動作させるための信号を送る装置。

概 要 図＜原子炉保護系概略図＞
各圧力・水位等信号

取替範囲

タービンへ加圧器

原子炉保護系計器ラック
制御棒

蒸気発生器

一次冷却材ポンプ

原子炉容器

原子炉安全保護盤＜原子炉格納容器＞

原子炉トリップ遮断器
工学的安全施設作動信号等

給 水

原子炉
トリップ信号

凡例：検出器＜信号発信設定の変更例＞＜蒸気発生器水位低信号による原子炉トリップ信号発信＞
これまでは、２つのうち１つの動作（1/2 で動作）で信号を発信していたが、信号発信設定を２つ追加し、４つのうち２つが動作（2/4 で動作）した場合に信号を発信させるように変更

安全保護系
シーケンスキャビネット
信号発信設定追加

1/2 から 2/4 へ変更

工学的安全施設制御盤等の取替えに伴い、消費電力が増加する。

2/4

2/4

蒸気発生器
水位異常低

原子炉トリップ信号

１０

蒸気発生器
水位低

蒸気－給水流量差大原子炉トリップ信号＜信号発信設定変更箇所＞
原子炉トリップ信号・蒸気発生器水位低（1/2 →2/4）
工学的安全施設作動信号
・格納容器圧力高（2/3 →2/4）
・格納容器圧力異常高（2/3 → 2/4）・蒸気発生器水位異常高（2/3 → 2/4）

図－６(2/2)

原子炉保護系制御盤等取替および電源装置改造工事

電源装置改造概要

原子炉保護系制御盤等の取り替えに伴い消費電力が増加するため、当該制御盤等に電源を供給している計器用インバータ電源装置及び安全系直流電源装置について電源容量（電源供給能力）を大きくする改造を行う。

概 要 図＜概略工事範囲図＞【安全系直流電源装置】【計器用インバータ電源装置】

非常用
交流母線
交流→直流変換
交流→直流変換

蓄電池

後備用電源

非常用直流母線「常時切」

点検等で計器用インバータ電源装置を隔離する場合、手動で「入」とし後備用電源から電源を供給する。

「常時入」

直流→交流変換

その他の各負荷へ
非常用母線から計器用インバータ電源装置への電源供給が停止した場合、自動で「入」となり蓄電池から電源が供給される。

「常時入」

「常時切」

計器用交流分電盤

凡 例：増容量する機器：取り替える機器

各負荷へ

原子炉保護系制御盤等の取替えによる負荷増加

１１

図－７

制御棒駆動装置制御盤等取替工事
概要制御棒駆動装置制御盤の構成部品が製造中止となったことから、今後の保守性を考慮し、国産のものに取り替える。また、当該制御盤の取替えに伴い、制御棒駆動装置に電源を供給している装置に交流が流れるようになることから部品の一部を取り替える。

概 要 図【設備取替・改造概要】
１．ロジックキャビネットの取替
２．パワーキャビネットの取替
３．制御棒駆動用ＭＧセットの取替
４．原子炉トリップ遮断器盤内、制御棒駆動用電源装置内の一部部品の取替

制御棒駆動装置制御盤の取替えに伴い取替

国産化

原子炉ﾄﾘｯﾌﾟ
遮断器盤

制御棒駆動装置制御盤
パワーキャビネット＜流れる電流＞取替前 取替後
直流 → 交流

原子炉
格納容器

制御棒
駆動装置（５３台）

制御棒駆動用
電源装置盤
原子炉容器

Ｇ Ｇ

発電機
フライホイール

Ｍ Ｍ
制御棒駆動用
ＭＧセット

電動機

ロジックキャビネット
原子炉制御系計器ラック（第１４回定検時更新済み）

制御棒駆動用ＭＧセット：電動機の電源が瞬時的に喪失しても負荷側へ安定した電力を供給するために、フライホイールを設置した交流電源装置。
ロジックキャビネット

：駆動する制御棒のグループを選択する。

パワーキャビネット：ロジックキャビネットからの信号に基づき、各コイルに電流を供給する。

１２

図－８(1/2)

高圧タービン入口圧力調整工事
概要

前回の定期検査（第１６回）において、設備の予防保全（低圧ロータでの応力腐食割れ対策）として、材料を変更し、全一体型ロータ構造や最新設計のタービン翼等を採用した低圧タービンに取り替えるとともに、保守性向上の観点から高圧タービンについても取り替えた。
取替え後のプラント運転データからタービンの性能を確認したところ、蒸気が高圧タービンに入った直後の圧力が設計時に設定した値より若干低いことが認められたことから、設計時の値とするため、高圧タービンの一部の翼を取り替える。

概 要 図
高圧タービン構造図

調速機側

発電機側

＜凡例＞
高圧タービン車軸
翼環
動・静翼
外部車室
軸受

高圧タービン取替範囲

高圧タービン入口圧力：静翼＜凡例＞：動翼調整工事概要
動翼調整イメージ

調整工事内容翼形状の微調整（羽曲線の調整）対象範囲(翼取替範囲)高圧タービン静翼・動翼
調速機側：１～３段
発電機側：１～３段

高圧タービン
静翼

翼形状の微調整及び翼枚数の変更（数枚増加）を行い、翼間の蒸気の流れる面積を小さくする。

蒸気の流れる面積を小さくする

高圧タービン
動翼

翼形状の微調整を行い、動翼間の蒸気の流れる面積を小さくする。

ロータ

１３

動翼

蒸気

図－８（2/2）

蒸気タービン取替工事（第１６回定期検査）
概要海外で発生した低圧タービン円板の翼取付部での応力腐食割れ事象を踏まえ、予防保全対策として、材料の変更や全一体型ロータ構造の採用等により信頼性の向上を図った低圧タービンに取り替えた。あわせて、蒸気タービン点検時の保守性の向上の観点から、高圧タービンも取り替えた。
①【全一体型ロータの採用】②【３次元流体設計翼の採用】

高圧タービンより蒸気入口
低圧タービンへ

低圧タービンへ

高圧ロータ

低圧ロータ

≪高圧タービン断面図≫③【カップリング形状の変更】≪低圧タービン断面図（３基）≫

復水器へ⑤【耐浸食性の向上】
炭素鋼→低合金鋼への採用

44 インチ（約 112 ㎝）→54 インチ（約 137 ㎝）＜取替範囲＞：低圧タービンロータ、高圧タービンロータ：動・静翼：低圧タービン内部車室：高圧タービン外部車室：翼環① 全一体型ロータの採用［参考］
低圧ロータ全長：約 955 ㎝
低圧ロータ主軸軸受部直径：約 66 ㎝

② ３次元流体設計翼の採用

取替後ロータ（全一体型）

取替前ロータ（部分一体型）

復水器へ④【最終翼の長翼化】

取替前（平行翼）

取替後

ロータ取替
軸円板
ＳＣＣ感受性の低い材料の円板を軸と一体成型したロータとした。

円板を加熱後、軸に挿入し冷却する。（焼嵌め）翼を通過する蒸気の流れによる損失を抑えるとともに、振動応力を低減させる翼形状とした。

③ カップリング形状の変更
取替前④ 低圧タービン最終翼の長翼化

取替後

翼カップリング形状変更
翼根円板
油圧で脱着可能なボルトを採用し保守性を向上させた。
ボルト穴径
ボルト本数

取替前
60mm24 本

取替後
73mm
20 本

44 インチ翼 54 インチ翼
・ 最終翼を 54 インチ翼にすることにより、蒸気の通過流速を下げ、翼振動応力を低減させた。
・ 翼溝に発生する応力を低減させるため、翼溝及び翼根を大型化した。

１４

図－９

２次系配管の点検等
概要

日本原子力発電(株)の定めた「配管肉厚管理手引書」に基づき、給水系等の配管５８２箇所について超音波検査（肉厚測定）を実施する。
また、過去の点検で減肉が確認された部位１４箇所、配管取替え時の作業性を考慮した部位４５箇所、予防保全の観点から取り替える部位５３箇所、合計１１２箇所を耐食性に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。

点検概要
２次系配管肉厚の配管肉厚管理手引書に基づく超音波検査（肉厚測定）部位「配管肉厚管理手引書」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

主要点検部位

１６８３

０３１７

その他点検部位

１６３６０２６５３３１９０５８２

合計

２次系配管の取り替え
過去の点検で減肉が確認された部位
配管取り替え時の作業性を考慮した部位
予防保全の観点から取り替える部位
合計

１４４５５３１１２炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼もしくは低合金鋼

系統別概要図復水器へ
スチームコンバータへ
高圧タービン

低圧タービン
復水器

空気抜管
蒸気発生器

湿分分離加熱器

給水制御弁
バイパス弁

蒸気発生器
給水制御弁

復水ポンプ

給水ﾎﾟﾝﾌﾟ
駆動蒸気ﾄﾞﾚﾝ

ＳＧブロー
湿分分離加熱器
ドレンタンク

湿分分離器
ドレンタンク

グランド蒸気復水器

主蒸気ﾄﾞﾚﾝ他

湿分分離器
ドレンポンプ
復水脱塩装置高圧給水加熱器

空 気 抜
給水ポンプ

復水ブースタポンプ
低圧第４給水加熱器

低圧第３給水加熱器

低圧第２給水加熱器

低圧第１給水加熱器

給水ブースタポンプ
脱気器
脱気器タンク凡

ｽﾁｰﾑｺﾝﾊﾞｰﾀより
低圧給水加熱器
ドレンタンク ドレンポンプ

例
：復水系統

：給水系統

：主蒸気系統：ﾄﾞﾚﾝ･ﾍﾞﾝﾄ系統

：抽気系統
：その他

：第１７回定期検査取替範囲

１５

図－１０

原子炉格納容器内の手動弁でのほう酸析出について
概略系統図
ほう素濃度や放射能濃度等を測定
原子炉格納容器内
ほう酸析出
D ループ高温側

B ループ低温側

サンプリングライン

サンプリングライン

B ループ高温側

蒸気発生器

蒸気発生器

D ループ低温側

サンプリングライン

サンプリングライン

A ループ

原子炉容器

一次冷却材
ポンプ

温圧

度：約３２２℃
力：約１５．４MPa

D ループ

一次冷却材
ポンプ

B ループ
C ループ

現場状況
発見時の弁の状況

当該弁概略図フランジ合わせ面から漏れ出たほう酸が、弁体と保温材の間を通り、フランジ上部に堆積していた。

：ほう酸析出箇所

Ｂループ高温側
サンプリング配管

グランドパッキン

保温材を外して弁の状況を調査

ボンネット

流れ方向

ガスケット
保温材周りに析出したほう酸が付着していた。

弁棒

フランジ部ほう酸析出状況

漏えい箇所（弁本体フランジ部）弁体配管

配管６mm

１０mm

流れ方向８mm
１８０mm

【 弁 】
材 質：ステンレス
大きさ：縦 約５０ｃｍ
横 １８ｃｍ【サンプリング配管】
材 質：ステンレス
外 径：約１ｃｍ
ほう酸析出

１６敦賀発電所２号機 第１７回定期検査工程表
平成２２年２月

平成２２年３月

解列(2/21予定)▽

平成２２年４月

平成２２年５月

2 4 6 8 # # # # # # # # # # # 2 4 6 8 # # # # # # # # # # # 2 4 6 8 # # # # # # # # # # # 2 4 6 8 # # # # # # # # # # #平成２２年６月

平成２２年７月

2 4 6 8 # # # # # # # # # # # 2 4 6 8 # # # # # # # # # # #並列（7月上旬予定)
６００系ニッケル基合金溶接部の応力腐食割れに係る予防保全工事（原子炉容器底部炉内計装筒）

原子炉容器開放平成２２年８月

2 4 6 8 # # # # # # # # # # #総合負荷性能検査（8月上旬予定）

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調整運転

燃料取出

主燃料装荷

1次冷却材系統降温

要

起動試験

並列準備

１次系小口径曲げ配配管取替、高サイクル熱疲労割れ対策工事
原子炉容器復旧

１７

蒸気発生器伝熱管渦流探傷検査

1次冷却材系統漏えい検査

工
６００系ニッケル基合金溶接部の応力腐食割れに係る予防保全工事（加圧器管台）

程

耐震裕度向上工事

格納容器再循環サンプスクリーン取替工事

原子炉保護系制御盤等取替及び電源装置改造工事

高圧タービン入口圧力調整工事

別紙

制御棒駆動装置制御盤等取替工事