泊発電所２号炉
高経年化技術評価書

令和２年３月

北海道電力株式会社

：枠囲みの内容は機密情報に属しますので公開できません。

目次
１．はじめに・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

１

２．泊発電所２号炉の概要・・・・・・・・・・・・・・・・・・
２．１ 泊発電所２号炉の設備概要・・・・・・・・・・・・・
２．２ 泊発電所２号炉の経緯・・・・・・・・・・・・・・・
２．３ 技術基準規則への適合に向けた取組及びそのｽｹｼﾞｭｰﾙ・
２．４ 泊発電所２号炉の保守管理について・・・・・・・・・

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３．高経年化技術評価の実施について・・・・・・・・・・・・・
３．１ 評価の実施に係る組織・・・・・・・・・・・・・・・
３．２ 評価の方法・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
３．３ 工程管理・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
３．４ 協力事業者の管理・・・・・・・・・・・・・・・・・
３．５ 評価記録の管理・・・・・・・・・・・・・・・・・・
３．６ 評価に係る教育訓練・・・・・・・・・・・・・・・・
３．７ 評価年月日・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
３．８ 評価を実施した者の氏名・・・・・・・・・・・・・・

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４．高経年化技術評価方法・・・・・・・・・・・・・・・・・・
４．１ 高経年化技術評価対象機器・・・・・・・・・・・・・
４．２ 機器・構造物の技術評価・・・・・・・・・・・・ ・・
４．３ 耐震安全性評価・・・・・・・・・・・・・・・・・・

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５．高経年化技術評価結果・・・・・・・・・・・・・・・・・・
５．１ 機器・構造物の技術評価結果・・・・・・・・・・・・
５．２ 耐震安全性評価結果・・・・・・・・・・・・・・・・
５．３ 評価の結果に基づいた補修等の措置・・・・・・・・ ・

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６．今後の高経年化対策・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
６．１ 長期保守管理方針の策定・・・・・・・・・・・・・・
６．２ 技術開発課題・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

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７．まとめ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ ・・

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１．はじめに
泊発電所２号炉 においては，令和３年４月に運転開始後３０年を迎え
ようとしている。
原子力発電所ではこれまでプラントの安全・安定運転を確保するために，電気事業法に基づく定期検査注）により，技術基準への適合が確認されるとともに，保守管理における 構築物，系統及び機器の保全として，点検や予防保全活動等に取り組んでいる。加えて ，最新の技術的知見の反映や国内外で経験された事故・故障の再発防止対策等についても ，必要に応じ実施している。
また，一般的には，機器・材料は使用時間の経過とともに ，経年劣化することが知られているが ，運転年数の増加に従ってトラブルの発生件数が増加しているという傾向は認められておらず ，現時点で高経年化による原子力発電所設備の信頼性が低下している状況にはない。
しかしながら，より長期の運転を仮定した場合 ，経年化に伴い進展する事象は，運転年数の長いものから顕在化して くることから，運転年数の長い原子力発電所に対して ，高経年化の観点から技術的評価を行い ，そこで得られた知見を保全に反映していくことは原子力発電所の安全・安定運転を継続していく上で重要である。
注：平成２５年７月８日以降は，「核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」（以下 ，「原子炉等規制法」という。）に基
づき，原子力規制委員会が施設定期検査を実施
このような認識のもと ，平成８年４月に通商産業省（現：経済産業省）
資源エネルギー庁は「高経年化に関する基本的な考え方」をとりまとめ ，原子力発電所の高経年化対策の基本方針を示した。更に ，平成１５年９月及び平成１７年１２月に「実用発電用原子炉の設置 ，運転等に関する規則」（以下，「実用炉規則」という。）を改正するとともに ，原子力安全・保安院（現：原子力規制委員会。以下同じ）は「実用発電用原子炉施設における高経年化対策実施ガイドライン」及び「実用発電用原子炉施設における高経年化対策標準審査要領（内規）」（以下 ，「高経年化対策実施ガイドライン等」という。）を発出し ，原子炉の運転を開始した日以降２９年を経過する日までに ，耐震安全性評価を含めた経年劣化に関する技術的な評価（以下，「高経年化技術評価」という。）を行
い，これに基づき保全のために実施すべき措置に関する１０年間の計画（以下，「長期保全計画」という。）を策定すること ，その後１０年ごとに高経年化技術評価及び長期保全計画を策定すること を電気事業者に

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求めた。
その後，平成２０年８月に実用炉規則が改正され ，高経年化対策を通常の保全の中に位置づけ一体化することで ，原子力発電所の運転当初からの経年劣化管理を義務づけるとともに ，長期保全計画を，新たに「保全のために実施すべき措置に関する方針」（以下 ，「長期保守管理方針」という。）として原子炉施設保安規定（以下 ，「保安規定」という。）に位置づけ，認可の対象とされた。また ，実用炉規則の改正に伴い，原
子力安全・保安院は高経年化対策実施ガイドライン等を改訂し，平成２０年１０月に発出後，平成２２年４月及び平成２３年５月に改正した。
また，平成２３年３月１１日に発生した東北地方太平洋沖地震とこれにより生じた津波に起因する東京電力福島第一原子力発電所で発生した事故に鑑み，平成２４年９月に原子力規制委員会設置法が施行され ，原子力安全・保安院に代わる機関として ，原子力規制委員会が環境省の外局として設立された。
その後，平成２５年６月に実用炉規則を改正するとともに ，高経年化対策実施ガイドライン等に代わるものとして ，原子力規制委員会は「実用発電用原子炉施設における高経年化対策実施ガイド」 及び「実用発電用原子炉施設における高経年化対策審査ガイド」（以下 ，「高経年化対策実施ガイド等」という。）を制定し，適宜改正している。
一方，日本原子力学会は平成１９年３月に「原子力発電所の高経年化対策実施基準：２００７」を制定 ，平成２０年１２月に「原子力発電所の高経年化対策実施基準：２００８」（以下 ，「学会標準２００８版」という。）として改定のうえ，平成２１年２月に発行，平成２２年４月にエンドースされた。 更に，平成２２年９月に「原子力発電所の高経年化対策実施基準：２０１０追補１」 ，平成２４年６月に「原子力発電所の高経年化対策実施基準：２０１１追補２」 ，平成２４年１２月に「原子力発電所の高経年化対策実施基準：２０１２追 補３」，平成２８年３月に「原子力発電所の高経年化対策実施基準：２０１５」 ，平成２８
年１２月に「原子力発電所の高経年化対策実施基準：２０ １６追補１」，
平成３０年１１月に「原子力発電所の高経年化対策実施基準：２０１７
追補２」及び令和元年７月に「原子力発電所の高経年化対策実施基
準：２０１８追補３」（以下，「学会標準２０１８（追補３ ）版」という。）を発行した。
更に，原子力安全基盤機構（現：原子力規制委員会。以下同じ）は上2

記高経年化対策実施ガイド等 及び学会標準２００８版に対応して ，「高経年化技術評価審査マニュアル」を作成し ，公表している。
本評価書は，運転開始後３０年を迎える泊発電所２号炉のプラントを構成する機器・構造物に対し，高経年化対策実施ガイド等，学会標準２００８版等に基づき，今後１０年間の冷温停止状態を仮定し ，想定される経年劣化事象に関する技術評価を ３０年目の高経年化技術評価として実施するとともに ，運転を開始した日から３０年以降の１ ０年間に，高経年化の観点から現状保全を充実する新たな保全項目等 の有無について状況をとりまとめたものである。
なお，評価にあたっては，技術基準に適合しているプラントが高経年化技術評価を行う場合はプラントの運転を開始した日から６０年間について健全性評価を行うことを踏まえ，今回の評価においても，６０年間の劣化の進展を仮定した評価を行うことで４０年間における健全性を評価した。
また，評価の条件は，原子炉の冷温停止状態が維持されることを前提とした評価条件に比べ，原子炉の運転を断続的に行うことを前提とした評価条件が同等もしくは保守的な場合にはその評価条件を用いることを基本とし，原子炉の冷温停止状態が維持されることを前提とした 評価条
件の方が厳しい場合には，その評価条件を用いることとした。
この結果，現状の保全の継続等により，今後，安全に冷温停止状態を維持することが可能であることを確認した。
今後も，現状の保全の継続等により，保全活動を実施していくとともに，「実用発電用原子炉施設における高経年化対策実施ガイド」に従い，適切な時期に高経年化技術評価の再評価を実施していく 。
なお，本評価書は各機器・構造物の高経年化技術評価内容の概要等を示すものであり，各機器・構造物の詳細な高経年化技術評価については ，
別冊にまとめている。

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２．泊発電所２号炉の概要
２．１

泊発電所２号炉の設備概要

泊発電所２号炉は，加圧水型の原子力発電所で燃料には 低濃縮ウランを使用し，冷却材には軽水を使用している。
原子炉内で核分裂 反応により発生した熱は ，蒸気発生器内で１次冷却材から２次側の給水へ伝達され ，蒸気を発生させる。また ，熱交換を行った１次冷却材は１次冷却材ポンプにより再び原子炉へ戻される。
蒸気発生器で発生した蒸気は主蒸気管でタービン建屋に導かれタービンを駆動して発電 し，その後復水器に流入して復水となり ，復水ポ
ンプ，低圧給水加熱器を通り給水ポンプにより高圧給水 加熱器を経て再び蒸気発生器に戻される。
(1)

(2)

主要仕様
電気出力
原子炉型式
原子炉熱出力燃料
減速材
タービン

約５７９ＭＷ
加圧水型軽水炉
約１,６５０ＭＷ
低濃縮ウラン（燃料集合体１ ２１体）
軽水
串型３車室４分流排気再熱再生式

主要系統
主要系統を資料２－１に示す。

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２．２

泊発電所２号炉の経緯

昭和２９年に我が国が原子力平和利用として原子力発電開発の方針を打ち出して以来 ，当社は，昭和３１年に原子力部門を発足させ ，原
子力発電への取組みを開始した。
昭和４４年に建設予定地を共和・泊地区とし ，昭和５０年に加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）１基の建設予定としていたが ，昭和５３年に現在発電所のある位置に２基建設する計画に変更した。その後 ，環境影響調査，第１次及び第２次公開ヒアリング，原子炉設置許可等を経て昭和５９年には泊発電所１・２号 炉同時に着工した。
その後，泊発電所２号炉は平成２年７月に初臨界を迎え，平成３
年４月に我が国４０番目の商業用発電所で加圧水型原子力発電所としては１８番目の原子力プラントとして営業運転を開始した。
また，泊発電所２号炉では，原子力発電設備の有効利用によりＣ
Ｏ２排出量を削減でき，地球温暖化の防止にも貢献することができる
定格熱出力一定運転実施に向け，平成１３年１２月の経済産業省通達「定格熱出力一定運転を実施する原子力発電設備に関する保安上の取扱いについて」の手続きに基づき ，設備の健全性評価 ，運転管理方法の改善へ向けた諸対策を実施し，平成１５年２月から定格熱出力一定
運転を開始している。
発電電力量・設備利用率の年度推移を資料２－２ ，計画外停止回数の年度推移を資料２－３ ，事故・故障等一覧を資料２－４に示す。過去約３０年間を遡った時点までの計画外停止（手動停止 及び自動停止）
件数の推移を見ると ，供用期間の長期化に伴い ，計画外停止件数が増加する明確な傾向は認められない。
２．３

技術基準規則への適合に向けた取組及びそのスケジュール

泊発電所２号炉については，技術基準規則等への適合性を確認する
審査を受けるため ，平成２５年７月に原子炉設置変更許可，工事計画
認可及び保安規定変更認可を申請しており ，平成２６年３月に原子炉設置変更許可を補正申請している 。引き続き可能な限り早期に原子炉設置変更許可及び工事計画の認可を取得できるよう取り組んでいる。

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資料２－２

泊発電所２号炉

発電電力量・設備利用率の年度推移

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資料２－３

泊発電所２号炉

計画外停止回数の年度推移

資料２－４

泊発電所２号炉

事故・故障等一覧

No.

年度

事象

1

H3

低圧タービン静翼部のき裂

2

H15

再生熱交換器胴側出口配管からの漏えい

8H20Ａ，Ｂ-蒸気発生器１次冷却材入口管台溶接部での傷の確認

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２．４

泊発電所２号炉の保守管理について

泊発電所２号炉では，時間経過に伴う特性変化に対応した劣化管理が的確に行われている経年劣化事象（以下 ，「日常劣化管理事象」という。）に対する劣化管理は，保守管理として行われており，その保守管理について以下に記す。
２．４．１

保守管理の概要

国が技術的な妥当性を評価し，実用炉規則第８１条第１項に掲げる保守管理に係る要求事項を満たすものとなった，「原子力発電所の 保 守 管 理 規 程 （ JEAC4209-2007） 」 に 基 づ き ， 社 内 規 程 類 を 策 定
して保守管理を実施している。
（１）保守管理の実施方針及び保守管理目標
社長は 原子炉 施設 の安全 確保を 最優 先とし て，保 守管 理の継続的な改 善を図 る ため，保 守管理 の 現状を踏 まえて 保 守管理の実施方針 を定め る 。同方針 は，保 守 管理の有 効性評 価 の結果を踏まえて 見直す と ともに， 高経年 化 技術評価 の結果 と して長期保守管理 方針を 策 定又は変 更 した 場 合には， 長期保 守 管理方針
に従い保全を実施することを同方針に反映する。
また， 泊発電 所長 は，保 守管理 の実 施方針 に基づ き， 年度ごとに保守 管理目 標 を設定し ，保守 管 理の有効 性評価 の 結果を踏
まえて同目標の見直しを実施している。
この保守管理目標を達成するため，泊発電所では，資料２－５に示すような考え方に基づき，保全を行っている。
（２）保全の概要
原子力 発電所 に対 する保 全では ，構 築物， 系統及 び機 器 の経年劣化が 徐々に 進 行して最 終的に 故 障に至る ことの な いよう ，
定期的な 検査や 点 検等によ り経年 劣 化の兆候 を早期 に 検知し ，必要な処置を行い，事故・故障を未然に防止している。
当社は ，運転 監視 ，巡視 点検， 定期 的な検 査及び 点検 により設備の健 全性を 確 認し ，経 年劣化 等 の兆候が 認めら れ た場合には詳細な 調査及 び 評価を行 い，補 修 ，取替等 の保全 を 実施している。特 に長期 の 使用によ って発 生 する経年 劣化事 象 について
は，点検 により 経 年的な劣 化の傾 向 を把握し ，故障 に 至る前に計画的な保全を実施している。
また， 保安規 定に 基づき ，定期 点検 工事等 にて実 施す る点検

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・補修等の結果の確認・評価を実施している。
更に， 原子炉 等規 制法に 基づく 原子 力規制 委員会 の施 設定 期
検査 注 ） を受検するとともに，定期事業者検査についても，その実施に係 わる組 織 等の妥当 性が定 期 安全管理 審査に お いて審査されている。
注：施設定期検査申請書には保全計画が含まれる。
なお，平 成２５ 年 ７月７日 以前は ， 「電気事 業法」 に 基づく経済産業大 臣の定 期 検査を受 検する と ともに ， 定期事 業 者検査についても ，その 実 施に係わ る組織 等 の妥当性 が定期 安 全管理審
査において審査されていた。
（３）保全の計画
泊発電 所では ，原 子炉施 設の中 から 各号炉 ごと に 保全 を行うべき対象 範囲と し て 構築物 ，系統 及 び機器 を 選定し ， この保全対象範囲について系統ごとの範囲と機能を明確にした上で，「発電用 軽水型 原 子炉施設 の安全 機 能の重要 度分類 に 関する審
査 指 針 」 （ 平 成 2 年 8 月 30 日 原 子 力 安 全 委 員 会 決 定 ） （ 以 下 ，「重要度 分類指 針 」という 。） の 重 要度とＰ ＳＡか ら 得られるリスク情報を考慮して保全重要度を設定する。
また， 保全の 有効 性を監 視し ， 合理 的，客 観性を もっ て評価するため に，保 全 重要度を 踏まえ て プラント レベル 及 び系統レベルの保全活動管理指標を設定している。
保全対 象範囲 に対 し ，保 全重要 度を 勘案し て次の 事項 を考慮
して保全計画を策定している。
ａ．運転実績，事故・故障事例などの運転経験
ｂ．使用環境及び設置環境
ｃ．劣化，故障モード
ｄ．機器の構造等の設計的知見
ｅ．科学的知見また， 予め保 全方 式（時 間基準 保全 ，状態 基準保 全， 事後保全）を選 定し， 「 点検方法 」，そ の 「実施頻 度」及 び 「実施時期」を定め た点検 計画を策定 してい る。なお ， この保 全方式は ，劣化事象 ・偶発 事 象を勘案 し ，保 全 重要度を 踏まえ た 上で保全
実績，劣 化，故 障 モード等 を考慮 し ，効果的 な保全 方 式を選定している。
「点検方法」については，個別機器の保全内容はそれぞれ

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個々に検討しており，具体的には劣化メカニズム整理表 注 ） 及び
これまで の保守 管 理の結果 から得 ら れた機器 の部位 別 に想定される劣化 事象に 着 目した保 全項目 の 検討を行 い ，検 討 結果に基づく保全 内容を 担 保するた めに必 要 な作業 ， 検査項 目 等を選定している。
注：過去に国内で実施してきた高経年化技術評価の評価結果をもとに，原子炉施設の保全を最適化するための情報として，劣化メ
カニズム（機器機能，部位，劣化事象・因子，保全項目（検知方法）等）を一覧表にまとめたもの。
同様に 「実施 頻度 」につ いても ，過 去の点 検実績 等を 参考にしながら機 器に応 じて適切に 選 定し ている。ま た，「 実施時期 」
について は，点 検 計画で定 める機 器 の点検方 法 及び 実 施頻度に基づき定めている。
補修， 取替及 び改 造を実 施する 場合 は ，予 めその 方法 及び実施時期を定 めた計 画を策定し ている 。具体的に は ，信 頼性向上 ，
経年劣化 の観点 か ら長期的 に取り 組 む工事に ついて ， 実施内容と実施時 期を明 確 にする長 期 的な 工 事計画を 検討し ， それを基に，運転 ，補修 実 績並びに 工事の 重 要性・緊 急度・ 経 済性を勘案のうえ工事計画を策定している。
（４）保全の実施
予め定められた保全計画に従い，「工事計画」，「設計管理」，「 調達管 理 」，「工 事管理 」 の各プロ セスに よ り点検・補修等の保全を実施し，記録している。
また， 運転監 視， 巡視点 検，定 期的 な検査 及び点 検に より設
備の健全 性を確 認 し ，経年 劣化等 の 兆候が認 められ た 場合には詳細な調 査及び 評 価を行い ，補修 ， 取替等の 保全を 実 施している。特に長 期の使 用によって 発生す る経年劣化 事象に ついては ，
点検によ り経年 的 な劣化の 傾向を 把 握し ，故 障に至 る 前に計画的な保全 を実施 す ることで 機能回 復 を行い ， 長期的 な 健全性・信頼性を確保している。
そのた めに， 劣化 傾向監 視によ る管 理とし て状態 監視 ，点検
及び 取替 結果 の評 価の ため の点 検手 入れ 前デ ータ （ As-Foundデータ）を活用している状況にある。
(５)

改善活動
より一 層の安 全性 ，信頼 性を確 保す るため ，現行 の保 全のレ12

ベルを向 上する こ とが重要 である と の観点か ら，改 善 活動として，保全デ ータの 推移及び経 年劣化 の長期的な 傾向監 視の実績 ，高経年化 技術評 価 や定期安 全レビ ュ ー結果， 他プラ ン トのトラ
ブル及び 経年劣 化 傾向に係 るデー タ 等に基づ いて保 全 の有効性評価を実 施する と ともに， その結 果 と保守管 理目標 の 達成度から定期的 に保守 管 理の有効 性評価 を 実施し， 保守管 理 が有効に機能して いるこ と を確認す るとと も に，継続 的な改 善 に取り組んでいる。
以上の ような 保全 の有効 性評価 の手 法とし て，プ ラン トレベ
ル及び系統 レベル の保全活動 管理指 標を設定し ，監視 しており ，
至近（第１ ５監視 サイクル） におけ る実績は下 記の通 りで ある 。
(ａ)プラントレベルの保全活動管理指標
プラ ン ト全 体の 保 全の 有 効性 が確 保 され て いる こと を 監視する 観点 から ， プ ラン トレ ベル の 保 全活 動管 理指 標 と して設定し た「 ７０ ０ ０ 臨界 時間 あた り の 計画 外自 動停 止 回 数」，「７ ００ ０臨 界 時 間あ たり の計 画 外 出力 変動 回数 」 及 び「工学的 安全 施設 の 計 画外 作動 回数 」 に つい て， すべ て 実 績値が
目標 値を 満足 し て いる こと から ， 保 全は 有効 に機 能 し ていると評価した。
(ｂ)系統レベルの保全活動管理指標
より 直 接的 に原 子 炉施 設 の安 全性 と 保全 活 動と を関 連 付け
監視 する 観点 か ら ，系 統レ ベル の 保 全活 動管 理指 標 と して，
保 全重 要 度 の 高い 系 統 注 １ ） のうち ， 重 要度 分 類 指 針ク ラ ス１ ，クラ ス２ 及び リ ス ク重 要度 の高 い 系 統機 能に 対し て 設 定した「 予防 可 能 故 障（ Ｍ ＰＦ Ｆ 注 ２ ） ）回 数 」及 び 「 非 待機 （ ＵＡ ）時 間 注 ３ ） 」につ い て ， す べて 実 績 値 が 目 標 値を 満 足 し て いる
ことから，保全は有効に機能していると評価した。
注１：原子炉施設の安全性を確保するため重要度分類指針の重要度に基づき，ＰＳＡ （確率論的リスク 評価）から得られ るリス
ク情報を考慮して設定する。
注２：ＭＰＦＦ（Maintenance Preventable Function Failure）。
系統若しくは，ト レインに要求され る機能の喪失を引 き起こ
すような機器の故 障のうち，適切な 保全が行われてい れば予防できていた可能性のある故障。

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注３：ＵＡ時間(Unavailability Hours)。当該系統若しくはトレインに要求される機 能が必要とされる 期間内において理 由によらずその機能を喪失した状態になっている時間。
また，泊発電所２号炉において，発電所の安全性・信頼性を向上させるために実施した最近の主な改善工事としては，次のものがある。
「応力腐食割れ」・蒸気発生器１次冷却材入口管台セーフエンド取替
蒸気発生器１次冷却材入口管台の６００系ニッケル基合金溶接部の応力腐食割れによる損傷事象を踏まえ，予防保全として，第１３回定期検査時（平成２０年度）に当該セーフエンドを取替えて溶接部を応力腐食割れの感受性が低い６９０系ニッケル基合金に変更した。
・原子炉容器上部ふた取替
国内外における６００系ニッケル基合金製原子炉容器上部ふた管台部の応力腐食割れによる損傷事象を踏まえ，予防保全として，第１４回定期検査時（平成２１年度）にふた管台及び溶接部の材料
を応力腐食割れの感受性が低い６９０系ニッケル基合金へ変更した
原子炉容器上部ふたに取り替えた。
・原子炉容器出入口管台溶接部等のウォータージェットピーニング
国内外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ ， 予 防
保 全 と し て ， 第１６回定期検査時（平成２３年度～）に溶 接 部 表面の残留応力を低減させるため，６００系ニッケル基合金が使用 さ れ て い る ， 原子炉容器出入口管台溶接部等についてウォータージェットピーニング（応力緩和）を実施した。
・加圧器サージ管台セーフエンド取替
国内外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ ， 予 防
保 全 と し て ， 第１４回定期検査時（平成２１年度）に当該セーフエンドを取替えて溶接部を応力腐食割れの感受性が低い６９０系ニッケル基合金に 変 更 し た 。

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(６)

保全に係る活動
保全に係る活動の詳細は以下のとおり実施している。

(ａ)運転監視，巡視点検
運転状 態を各 種指 示計 ， 記録計 ，計 算機出 力等に より 常時運
転員が監 視する と ともに ， 原子力 発 電所の多 種多様 な 設備について運転 員及び 保 修員が計 画的に 巡 視点検を 行い ， 機 器等の健全性確認，経年劣化等の兆候の早期発見に努めている。
(ｂ)定期的な検査
プラン トの運 転中 を主体 に待機 設備 の作動 確認等 の定 期的な検査を行 い，設 備 の健全性 確認及 び 経年劣化 等の兆 候 の早期発見に努め ，事故 ・ 故障の未 然防止 を 図ってい る。定 期 的な検査のうち， 工学的 安 全施設等 の安全 上 重要な設 備の定 期 的な検査の内容を保安規定に定め，これに基づく運用を行っている。
(ｃ)点検
原子炉 等規制 法に 基づき 原子力 規制 委員会 が行う 施設 定期検査に合わ せ，定 期 的にプラ ントを 停 止し 点検 計画に 基 づき点検を実施し ，設備 の 機能維持 及び経 年 劣化等の 兆候の 早 期発見に努め，事 故・故 障 の未然防 止を 図 っ ている。 また， プ ラントを停止せず に点検 を 実施でき る設備 に ついては ，同様 の 点検をプ
ラント運転 中に実 施している 。点検 の結果は記 録とし てまとめ ，設備の経年 的な傾 向を管理し ，以後 の点検計画 に反映 している 。
(ｄ)保守体制及び業務
検査及 び点検 につ いては ，基本 的に 当社が 計画， 作業 管理を行い，分解点検等の実作業は協力会社が実施している。
分解点 検等に あた っては ，当社 の調 達管理 により 協力 会社の行う作業及び品質の管理を行っている。
(ｅ)予防保全プラン トの運 転監 視 ，巡 視点検 ，定 期的な 検査及 び点 検により，設備に 機能低 下や経年劣 化等の 兆候が認め られた 場合には ，予防保全の 考え方 に基づき ， 故障に 至る前に補 修 ，取 替を行い ，事故・故障の未然防止を図っている。

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(ｆ)不適合の処理及び再発防止
発生し た不適 合に ついて は，不 適合 管理と して速 やか に原因究明及び 対策の 検 討，評価 を行い ， 的確な復 旧によ り 設備の機能の回復 を図る と ともに再 発防止 対 策を実施 してい る 。また ，国内外他 社の同 種 設備で発 生した ト ラブルに ついて も 予防処置を実施し，事故・故障の未然防止を図っている。
２．４．２

保守管理の状況

保守管理については，前項の（１）～（５）に示したように，原子力発電所における機器の劣化兆候の把握及び点検の最適化に繋がるとともに，常にＰＤＣＡを廻して改善が図られ，高経年プラントに対する的確な劣化管理に資するものであり，今後も保守管理を継続することで構築物，系統及び機器の健全性を維持することが可能であると考える。

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３．高経年化技術評価の実施について
高経年化技術評価の実施は「泊発電所原子炉施設保安規定」（以下，保安規定という。）第 118条の2に規定している。実施にあたっては，保安規定に基づく品質保証計画に従い，実施体制を構築し，実施手順を確立し実施した。
３．１

評価の実施に係る組織保安規定に基づく品質保証計画に従い，社内規程「泊発電所原子炉
施設の高経年化対策検討マニュアル」を定め，これに従い策定した「高経年化対策検討実施計画書」により評価の実施体制を構築している。
高経年化技術評価等にあたる体制を資料３－１に示す。 原子力設備
グループは，高経年化対策に関する実施計画 ，実施手順の策定，運転経験，最新知見の調査・分析等を行 うとともに，評価のとりまとめ等の全体調整を行った。また，高経年化技術評価（コンクリート構造物
及び鉄骨構造物を除く）を行い，評価書を作成した。
原子力土木第１グループ，原子力土木第２グループ及び原子力建築
グループは，コンクリート構造物 及び鉄骨構造物の高経年化技術評価を行い，評価書を作成した。
また，各グループは，高経年化技術評価に基づき 長期保守管理方針の策定を実施した。
なお，高経年化技術評価については，泊発電所の関係箇所からの協力を得ながら行った。
３．２

評価の方法

「泊発電所原子炉施設の高経年化対策検討マニュアル」に従い，高経年化対策実施ガイド等及び学会標準２００８版等に準拠して策定した「高経年化対策検討実施手順書」により実施手順を確立し，これに基づき高経年化技術評価を実施した。
評価方法の詳細については ，４．高経年化技術評価方法にまとめて
いる。
３．３

工程管理

高経年化対策実施ガイド等に基づき，運転開始後２８年９ヶ月を経過する日から３ヶ月以内に保安規定変更 認可申請等を行うべく工程管18

理を実施した。
具体的には，資料３－２に示すように ，平成２７年４月２４日に高経年化対策検討実施計画書及び実施手順書を策定し，高経年化技術評
価を開始した。その後，高経年化技術評価の結果に対する評価者以外
による技術的な妥当性確認を 令和２年２月１８日に完了した。
また，原子力安全・品質保証グループ による高経年化技術評価の プ
ロセス確認のための内部監査を 令和２年２月２６日に完了した。
なお，令和２年３月２日に，社内の原子力発電安全委員会において本評価書の審議を実施し確認され，令和２年３月４日に総括責任者（原子力部長）が承認した。
３．４

協力事業者の管理

社内規程に定められる調達管理において，品質保証計画書の要求と当社による審査を経て，株式会社原子力エンジニアリングには，国内
外運転経験等の整理等を委託し，三菱重工業株式会社及び三菱電機株式会社には，高経年化技術評価対象機器について長期健全性評価等の業務委託を実施した。

19

３．５

評価記録の管理

管理すべき文書・記録の名称 ，承認者，保管担当箇所及び保存期間
は，社内規程で定めている。高経年化対策技術評価に係る 文書・記録の主なものは以下の通りである。
名称

区別

承認者

保管担当
箇所

保存
期間

文書

記録

高経年化対策検討
実施計画書

○

○

総括責任者
（原子力部長）

原子力設備
グループ

次の評価までの期間

高経年化技術
評価書

－

○

総括責任者
（原子力部長）

原子力設備
グループ

廃止措置が終了し，その結果が原子力規制委
員会規則で定める基準に適合していることについて，原子力規制委
員会の確認を受けるま
での期間

３．６

評価に係る教育訓練

社内規程に基づき， 高経年化技術評価を実施する力量を設定し，力量管理を実施するとともに，教育計画を定めて 高経年化技術評価書作
成時のＯＪＴ等により資質向上を図っている。
３．７

評価年月日

令和２年３月４日
３．８

評価を実施した者の氏名

原子力事業統括部 原子力設備グループリーダー
伊藤 康隆
原子力事業統括部 原子力土木第１グループリーダー 泉 信人
原子力事業統括部 原子力土木第２グループリーダー 奥寺 健彦
原子力事業統括部 原子力建築グループリーダー
野尻 揮一朗20

年度
項目
高経年化対策検討実施計画書，実施手順書の策定及び改正

平成２７

平成２８

▼
策定

平成２９

平成３０

▼
改正

▼
改正

▼
改正

平成３１
令和元
▼
改正

高経年化技術評価書作成
高経年化技術評価書等レビュー
実施手順の確認▼▼22
原子力発電安全委員会（審議）▼

保安規定変更認可申請

▼

資料３－２

実施工程

令和２

４．高経年化技術評価方法
４．１

高経年化技術評価対象機器

本検討では，高経年化対策実施ガイド等に従い， 泊発電所２号炉の安全上重要な機器等（実用炉規則 第８２条第１項で定める機器・構造物）のうち，冷温停止状態が維持されることを前提とした設備を 高
経年化技術評価対象機器とした。
具体的には，重要度分類指針におけるク ラス１，２及び３に分類される構造物，系統又は機器に属する機器・ 構造物のうち，冷温停止状態の維持に必要な設備とし，系統図等を基に抽出した。
なお，供用に伴う消耗が予め想定される部品であって設計時に取替を前提とするもの又は機器分解点検等に伴い必然的に交換されるもの
は消耗品として対象から除外する。また，設計時に耐用期間内に 計画
的に取替えることを前提とする機器であり，取替基準が 社内規程等により定められているものについても定期取替品として対象から除外する。
４．２

機器・構造物の技術評価

４．２．１

機器のグループ化及び代表機器の選定評価にあたっては，ポンプ，熱交換器，ポンプ用電動機，容器，
配管，弁，炉内構造物，ケーブル，電気設備，タービン設備，コンクリート構造物及び鉄骨構造物，計測制御設備，空調設備，機械設
備，電源設備に分類（カテゴリ化）し機種ごと に評価した。
選定された評価対象機器について合理的に評価するため，構造（型式等），使用環境（内部流体等），材料等により，学会標
準２００８版附属書Ａ（規定）及び学会標準２０１８（追補３）版
附属書Ａ（規定）に基づき，「経年劣化メカニズムまとめ表 注 ） 」を参考に，対象機器を分類しグループ化を行った。
次に，グループ化した対象機器から重要度，使用条件，運転状態等により各グループの代表機器（以下，「代表機器」という。）を選定し，代表機器で評価した結果をグループ内の全機器に水平展開するという手法で全ての機器について評価を実施した。ただし，代表機器の評価結果をそのまま水平展開できない経年劣化事象については個別に評価を実施した。

23

注：「経年劣化メカニズムまとめ表」はこれまでの高経年化技術評価の知見を包括的にまとめ，高経年化技術評価対象機器個別の条件（型式，使用環境，材料等）を考慮し，安全機能達成のために要求される機能の維持に必要となる主要な部位に展開した上で，その部位と経年劣化事象の組み合わせを整理した表であることから，「経年劣化メカニズムまとめ表」を活用することで，これまでに確認されている使用材料及び環境に応じ発生しているか又 は発生が否定できな
い経年劣化事象を抜け落ちなく抽出することができる。
なお，２．４に示す「劣化メカニズム整理表」は「経年劣化メカニ
ズムまとめ表」に保全を最適化するために保守管理に活用する情報を集約してまとめたものであり，保守管理の結果により充実してい
くものである。この「劣化メカニズム整理表」に反映される保守管理の結果による情報は必要に応じて「経年劣化メカニズムまとめ表」にフィードバックされる。
４．２．２

国内外の新たな運転経験及び最新知見の反映

泊発電所２号炉の高経年化技術評価を検討するにあたり，これまで実施した先行評価プラントの高経年化技術評価報告書を参考にす
るとともに，現在までの国内外の運転経験について事象・原因を調査し，影響を判断して反映を実施する。
国内の運転経験としては，法律対象のトラブルに加え，法令の定めでは国への報告は必要ないが，電力自主で公開している軽微な情報も含んでいる。具体的には，原子力安全推進協会が運営している原子力施設情報公開ライブラリーにおいて公開されている「トラブル情報」，「保全品質情報」を対象とした。
また，海外の運転経験としては，ＮＲＣ（米国原子力規制委員
会 ； Nuclear Regulatory Commission ） の Bulletin （ 通 達 ） ，Generic Letter及びInformation Noticeを対象とした。

24

最新知見として高経年化技術評価において考慮した主な原子力規制委員会からの指示文書等を以下に示す。
① 「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」の制定に ついて（平成25年6月19日 原規技発第1306194号）② 実用発電用原子炉施設における高経年 化対策実施ガイド（平成25年6月19日 原管P発第1306198号，平成25年12月6日 原管P発第1312062，平 成27年 10月7日 原規規発 第1510071， 平成28年11月2日 原 規 規 発 第 16110218 号 ， 平 成 29 年 9 月 20 日 原 規 規 発 第1709202号）③ 実用発電用原子炉施設における高経年化対策審査ガイド（平成25年7月8日 原管P発第1307081号，平成25年12月18日 原管P発第1312181，平成28年11月2日 原規規発第16110217号）④ 実用発電用原子炉及びその附属施設の 技術基準に関する規則の解 釈 の 一 部 改 正 に つ い て （ 平 成 26年 7月 9日 原 規 技 発 第 1407092
号 ， 平 成 26年 8月 6日 原 規 技 発 第 1408062号 ， 平 成 26年 11月 12日
原規技発第1411122号，平成27年2月4日 原規技発第1502041号）⑤ 原子力安全基盤機構 高経年化技術評価審査マニュアル（JNESRE-2013-9012）平成25年9月発行）⑥ 実用発電用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こす
亀裂その他の欠陥の解釈の制定について（平成26年8月6日 原規
技発第1408063号)
その他，泊発電所２号炉の高経年化技術評価において，検討対象とした国の定める技術基準，日本機械学会，日本電気協会及び日本原子力学会等の規格・基準類並びに原子力安全基盤機構の高経年化
技術情報データベースにおける試験研究のうち，考慮した主な最新知見について以下に示す。
① 日 本 原 子 力 学 会 原 子 力 発 電 所 の 高 経 年 化 対 策 実 施 基 準 ： 2008
（AESJ-SC-P005:2008 平成21年2月発行）② 日本機械学会 発電用原子力設備規格 環境疲労評価手法（2009年版）（JSME S NF1-2009 平成22年2月発行）③ 日 本 原 子 力 学 会 原 子 力 発 電 所 の 高 経 年 化 対 策 実 施 基 準 ： 2010
追補1（AESJ-SC-P005:2010 平成22年9月発行）④ 日 本 原 子 力 学 会 原 子 力 発 電 所 の 高 経 年 化 対 策 実 施 基 準 ： 2011
追補2（AESJ-SC-P005:2011 平成24年6月発行）⑤ 日 本 原 子 力 学 会 原 子 力 発 電 所 の 高 経 年 化 対 策 実 施 基 準 ： 201225

追補3（AESJ-SC-P005:2012 平成24年12月発行）⑥ 日本電気協会 電気技術規程 原子炉構造材の監視試験方法［ 2013年 追 補 版 ］ （ JEAC 4201-2007[2013年 追 補 版 ]， 平 成 26年
5月発行）⑦ 日 本 原 子 力 学 会 原 子 力 発 電 所 の 高 経 年 化 対 策 実 施 基 準 ： 2015
（AESJ-SC-P005:2015 平成28年3月発行）⑧ 原子力安全基盤機構 照射誘起応力腐食割れ（IASCC）評価技術に関する報告書（平成21年9月発行）⑨ 日 本 原 子 力 学 会 原 子 力 発 電 所 の 高 経 年 化 対 策 実 施 基 準 ： 2016
（ 追 補 １ ） （ AESJ-SC-P005:2016 （ Amd.1） 平 成 28年 12月 発 行 ）⑩ 日 本 原 子 力 学 会 原 子 力 発 電 所 の 高 経 年 化 対 策 実 施 基 準 ： 2017
（ 追 補 ２ ） （ AESJ-SC-P005:2017 （ Amd.2） 平 成 30年 11月 発 行 ）⑪ 日 本 原 子 力 学 会 原 子 力 発 電 所 の 高 経 年 化 対 策 実 施 基 準 ： 2018（追補３）（AESJ-SC-P005:2018（Amd.3） 令和元年7月発行）⑫ ＮＲＡ技術報告 中性子照射がコンクリートの強度に及ぼす影響（NTEC-2019-1001 令和元年8月発行））

26

４．２．３

経年劣化事象の抽出（１）経年劣化事象の抽出
高経年化技術評価を行うにあたっては，選定された評価対象機器の使用条件（型式，材料，環境条件等）を考慮し，学会標準２００８版附属書Ａ（規定）及び学会標準２０１８（追補３）版
附属書Ａ（規定）に基づき，「経年劣化メカニズムまとめ表」を参考に，経年劣化事象と部位の組み合わせを抽出した。
（２）事象の発生・進展の評価における原子炉の運転状態の考慮抽出した経年劣化事象のうち，原子炉の運転状態によって使用条件が異なる機器に想定されるものについては，原子炉の運転を断続的に行う場合に比べ，冷温停止状態を維持する場合の方が使用条件が厳しくなる場合がある。このような経年劣化事象の発生・進展の評価においては，その使用条件を考慮する必要があることから，これを特定した。
原子炉の冷温停止状態を維持する場合の方が使用条件が厳しい事
象として，以下の２つの事象が特定された。
ａ．余熱除去ポンプ用電動機 固定子コイルの絶縁低下
ｂ．余熱除去系統等の中間開度で使用している玉形弁及びバタフラ
イ弁 弁体及び弁座の腐食（エロージョン）（３）高経年化対策上着目すべき経年劣化事象の抽出
ａ．「主要６事象 注 ） 」の分類
（１）で抽出された経年劣化事象と部位の組み合わせのうち，主要６事象に該当するものについて，原子炉の冷温停止状態が維持される場合には進展が想定されないものを除外し，高経年化対策上着
目すべき事象を抽出した。
注：原子力規制委員会の「実用発電用原子炉施設における高経年化対策実施ガイド」に示された「低サイクル疲労」，「中性子照射脆化」，「照射誘起型応力腐食割れ」，「２相ステンレス鋼の熱時効」，「電気・計装品の絶縁低下」及び「コンクリートの強度低下及び遮蔽能力低下」

27

その結果，「電気・計装品の絶縁低下」及び「コンクリートの強度低下及び遮蔽能力低下」に該当するものが抽出された。
なお，（２）で原子炉の冷温停止状態を維持する場合の方が使用条件や環境が厳しくなる事象として特定した余熱除去ポンプ用電動機に想定される固定子コイルの絶縁低下については，主要６事象に該当することから，高経年化対策上着目すべき経年劣化事象に分類した。
また，主要６事象に該当するが，原子炉の冷温停止状態が維持される場合には進展が想定されない経年劣化事象については，高経年化対策上着目すべき経年劣化事象ではないものの，耐震安全性評価を実施するために運転開始後３０年時点までの劣化を考慮した技術
評価の結果が必要であることから，技術評価を行うこととし，対象分類については別途検討を行なった。
ｂ．主要６事象以外の分類（１）で抽出された経年劣化事象と部位の組み合わせのうち，主要６事象のいずれにも該当しないものであって，下記に該当する場
合は，高経年化対策上着目すべき経年劣化事象ではない事象として除外した（資料４－１）。
イ 想定した劣化傾向と実際の劣化傾向の乖離が考えがたい経年劣化事象であって，想定した劣化傾向等に基づき適切な保全活動を行っているもの
ロ 現在までの運転経験や使用条件から得られた材料試験データとの比較等により，今後も経年劣化の進展が考えられない，又は進展傾向が極めて小さいと考えられる経年劣化事象
ハ 冷温停止状態が維持されることを前提とした評価において，現在までの運転経験や使用条件から得られた材料試験データとの比較等により，高経年化技術評価時点以降において経年劣化の進展が考えられない経年劣化事象

28この結果，主要６事象に該当するもの以外で高経年化対策上着目すべき経年劣化事象として抽出されたものはなかった。
このうち，上記分類の「イ」に該当する経年劣化事象は，主要６
事象のいずれにも該当しないものであって，平成２１年１月から施行されたプラントごとの特性に応じた個別の検査の充実を含む新しい検査制度の実績を踏まえ，２．４で記載した日常的な保守管理において時間経過に伴う特性変化に対応した劣化管理を的確に行なうことによって健全性を担保しているものである。結果としてこれらが日常劣化管理事象となる。
なお，（２）で原子炉の冷温停止状態を維持する場合の方が使用条件が厳しくなる事象として特定した余熱除去系統等の中間開度で使用している玉形弁，バタフライ弁に想定される弁体及び弁座の腐食（エロージョン）については，原子炉の冷温停止状態を維持する場合に想定される使用条件を考慮しても，想定した劣化傾向と実際の劣化傾向の乖離が考えがたい経年劣化事象であり，想定した劣化傾向等に基づき，分解点検時に目視で状態を確認する等，適切な保全活動により機器の健全性を維持しており，上記分類の「イ」に該当することから日常劣化管理事象に 分類した。

29

ＰＬＭ学会標準２００８版等に基づき抽出した全ての経年劣化事象のうち，主要６事象を除く経年劣化事象

４．２．３のロ又はハに該当する経年劣化事象

Yes

高経年化対策上着目すべき
経年劣化事象ではない事象（日常劣化管理事象以外）

Yes

高経年化対策上着目すべき
経年劣化事象ではない事象（日常劣化管理事象）No

４．２．３のイに該当する
経年劣化事象No

高経年化対策上着目すべき
経年劣化事象資料４－１

30

経年劣化事象の分類

４．２．４

経年劣化事象に対する技術評価

４．２．１で選定された代表機器について，４．２．３（３）で抽出した高経年化対策上着目すべき経年劣化事象と部位の組み合わせに対する技術評価を下記の健全性評価，現状保全，総合評価，高経年化への対応の順で実施した。
ａ．健全性評価
機器ごとに抽出した部位と経年劣化事象の組み合わせごとに３０年 以降１ ０ 年間の冷 温停止 状 態 を仮定 して， 傾 向管理データによ る評価 及 び解析等 の定量 評 価，過去 の保全 実 績，一般
産業で得 られて い る知見等 により 健 全性の評 価を実 施 する。また，工事計画を踏まえた健全性評価を実施する。
評価に あたっ ては ，６０ 年間の 劣化 の進展 を仮定 した 評価を行うことで４０年間における健全性を評価した。
また， 評価の 条件 は，原 子炉の 冷温 停止状 態が維 持さ れることを前提 とした 評 価条件に 比べ， 原 子炉の運 転を断 続 的に行うことを前 提とし た 評価条件 が同等 も しくは保 守的な 場 合にはその評価条 件を用 い ることを 基本と し ，原子炉 の冷温 停 止状態が維持され ること を 前提とし た評価 条 件の方が 厳しい 場 合には，その評価条件を用いることとした。
ｂ．現状保全
評価対 象部位 に実 施して いる点 検内 容，関 連する 機能 試験内
容，点検・補修等の現状保全の内容について整理する。
ｃ．総合評価上記ａ， ｂをあ わ せて現状 の保全 内 容の妥当 性等を 評 価する 。
具体的に は，健 全 性評価結 果と整 合 の取れた 点検等 が ，現状の発電所に おける 保 全活動で 実施さ れ ているか 。また 点 検手法は当該の経年劣化事象の検知が可能か等を評価する。
ｄ．高経年化への対応
冷温停 止状態 の維 持 を考 慮した 場合 ，現状 保全の 継続 が必要となる項 目，今 後 新たに必 要とな る 点検・検 査項目 ， 技術開発
課題等を抽出する。

31

４．３

耐震安全性評価

４．２．３で抽出した経年劣化事象及びその保全対策を考慮した上で機器ごとに耐震安全性評価を実施する。 また，国内外の新たな運転経験及び最新知見の反映については４．２．２項に示したとおりであ
る。
４．３．１

耐震安全性評価対象機器

機器・構造物の技術評価対象機器と同じとした。
４．３．２

耐震安全性評価手順

ａ．耐震安全上考慮する必要のある経年劣化事象の抽出
４．２ ．３（ ３） で抽出 した安 全機 能を有 する機 器・ 構造物に想定さ れる高 経 年化対策 上着目 す べき経年 劣化事 象 及び日常劣化管理 事象を 対 象として ，これ ら の事象が 顕在化 し た場合，代表機器 の振動 応 答特性又 は，構 造 ・強度上 ，影響 が 「有意」
であるか 「軽微 若 しくは無 視」で き るかを検 討し， 「 有意」なものを耐震安全上考慮する必要のある経年劣化事象とした。
また， 原子炉 の冷 温停止 状態が 維持 される 場合に は進 展が想定されな い経年 劣 化事象に ついて も ，これら の事象 が 顕在化した場合， 機器の 振 動応答特 性又は ， 構造・強 度上， 影 響が「有意」なも のは， 耐 震安全上 考慮す る 必要のあ る経年 劣 化事象とした。
なお， 耐震安 全上 考慮す る必要 のあ る経年 劣化事 象で ，原子炉の冷温 停止状 態 を維持す る場合 の 方が使用 条件が 厳 しくなる
経年劣化事象はなかった。

32

ｂ．耐震安全性評価
前項で 抽出し た経 年劣化 事象 ご とに ，耐震 安全性 評価 を実施した。評 価の基 本 となる項 目は， 大 別すると 以下の と おり分類される。
① 機器の耐震クラス② 機器に作用する地震力の算定③ 想定される経年劣化事象のモデル化④ 振動特性解析（地震応答解析）⑤ 地震荷重と内圧等他の荷重との組合せ⑥ 許容限界との比較
これら の項目 のう ち， ③ につい ては ６０年 間の劣 化の 進展を仮定した 評価を 行 うことで ４０年 間 における 耐震安 全 性を評価した。
また， ④及び ⑥に ついて は経年 劣化 の影響 を考慮 して 評価を実施した 。また ， 評価に際 しては ， 「 日本電 気協会 原子力発
電所 耐 震設 計技 術 指針 （ JEAG4601－ 1987）」 等に 準 じて 実施 した。
評価の 条件は ，原 子炉の 冷温停 止状 態が維 持され るこ とを前提とした 評価条 件 に比べ， 原子炉 の 運転を断 続的に 行 うことを前提とし た評価 条 件が同等 もしく は 保守的な 場合に は その評価
条件を用 いるこ と を基本と し，原 子 炉の冷温 停止状 態 が維持されること を前提 と した評価 条件の 方 が厳しい 場合に は ，その評
価条件を用いることとした。
ｃ．保全対策へ反映すべき項目の抽出
以上の 検討結 果を 基に， 耐震安 全性 の観点 から高 経年 化対策に反映すべき項目について検討した。
４．１～４．３ までの検討における評価フローを，資料４－２及び資料４－３に示す。

33

プラント全系統・構造物・機器

No

安全上重要（＊１）
な機器か？

Yes

クラス３の機器・構造物であるか？

Yes

No
評価対象外

Yes

機器単位で長期にわたり使用するか？
No

高温・高圧の環境下（＊３）
にあるか？

Yes
評価対象外
・燃料集合体等

冷温停止状態の維持（＊２）に必要な機器・構造物か？

No

No

冷温停止状態
維持評価対象外No

冷温停止状態の維持（＊２）に必要な機器・構造物か？

Yes
構造（型式），使用
環境，材質等の条件

評 価 対 象 機 器 を カテゴリ化， グ ル ー プ 化

Yes

重要度，使用条件，
運 転状態 等

グループ内の代表を選定

高経年化対策上着目すべき
経年劣化事象の抽出（＊８）

発電所内のその他機器の高経年化対応事項の抽出

経年劣化事象の評価
・技術評価（健全性評価＋現状保全 （＊４）→総合評価）
・高経年化への対応（＊５）＊６耐震安全性評価
・経年劣化を考慮した評価
・保全対策に反映すべき
項目の抽出

グループ内全機器への展開
・経年劣化事象の抽出
・経年劣化事象の評価

高経年化技術評価書の作成
長期保守管理方針の策定

発電所内の主な機器の高経年化対応事項の抽出＊１：重要度クラス１，２（＊７）＊２：保安規定で定義されている原子炉の運転モード５，６で要求される設備及び運転モードに関係なく要求される設備を対象とする。
＊ ３ ： 重 要 度 ク ラ ス ３ の 内 ， 最 高 使 用 温 度 が 95℃ を 超 え ， 又 は 最 高 使 用 圧 力 が 1900kPa を 超 え る 環 境 （ 原 子 炉
格納容器外にあるものに限る）＊４：系統レベルの機能確認を含む。
＊５：高経年化対応としての保全のあり方を論じ，高経年化に関係のない一般的な保全は切り離す。
＊６：経年劣化の発生・進展が否定できず，耐震安全性に影響を及ぼす可能性のある事象＊７：「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する 審査指針（１９９０年８月３０日原子力安全委員会決定）」の重要度分類＊８：原子炉の運転状態によって使用条件が異なる場合は，より保守的な条件を考慮する。

資料４－２

34

技術評価フロー５．高経年化技術評価結果
本章では，資料４－２で抽出した機器・構造物に係る技術評価結果 及び耐震安全性評価結果の概要を記載している。
なお，冷温停止状態において，経年劣化の発生・進展が考えられない
経年劣化事象は，高経年化対策上着目すべき経年劣化事象ではないが，運転開始後３０年時点までの経年劣化を考慮した耐震安全性評価を実施するため，高経年化対策上着目すべき経年劣化事象と同様に評価した。
また，各機器・構造物の詳細な評価結果については ，それぞれ別冊にまとめている。
５．１

機器・構造物の技術評価結果

冷温停止状態維持を前提とした機器・構造物については，冷温停止
状態において現状の保全を継続していくことにより，プラントを健全に維持することは可能との評価結果が得られた。
なお，技術評価結果から，現状の保全策に追加すべき項目は抽出されなかった。
５．２

耐震安全性評価結果

耐震安全性評価にあたっては ，５．１における技術評価結果を取り入れ，高経年化対策上着目すべき経年劣化事象 及び日常劣化管理事象を対象として耐震安全性を評価した。
対象とした経年劣化事象について ，これらの事象が顕在化した場合，代表機器の振動応答特性 又は構造・強度上，影響が「有意」であるか「軽微若しくは無視」できるかを検討し，耐震安全上考慮する必要のある経年劣化事象の抽出を行い，抽出された経年劣化事象ごとに，耐震安全性に関する詳細評価を実施した 結果，現状の保全策に追加すべき項目や評価結果は抽出されなかった。
５．３

評価の結果に基づいた補修等の措置

本高経年化技術評価を提出する以前に健全性評価結果に基づき実施
した補修等はない。

36

６．今後の高経年化対策
高経年化技術評価の結果により，今後の高経年化対策として充実すべき課題等は抽出されなかった。
６．１

長期保守管理方針の策定

高経年化技術評価の結果から，現状の保全策に追加すべき項目 は抽出されなかった。冷温停止状態において現状の保全を継続することで，プラント全体の機器・構造物の長期健全性が確保されることを確認した。
６．２

技術開発課題高経年化技術評価においては ，現在までの知見と実績を基にしたものであるが，点検や検査技術の高度化，並びに更なる知見の蓄積に努める観点から，今後更に技術開発課題に取り組んでいく必要がある。
現時点では緊急性を有する課題はないが ，今後も，電力共同研究や高経年化技術評価高度化事業の成果等を活用し ，必要なものは保全計画に反映する。

37

７．まとめ(1) 総合評価
泊発電所２号炉のプラントを構成する機器・構造物について，
高経年化対策に関する評価を実施した結果 ，冷温停止状態が維持されることを前提とした機器・構造物については，現状の保全を継続していくことにより，安全に冷温停止状態を維持することは可能であるとの見通しを得た。
(2)

今後の取組み
今回実施した高経年化技術評価は，現在の最新知見に基づき実施したものであるが，今後以下に示すような運転経験や最新知見等を踏まえ，適切な時期に高経年化技術評価として再評価及び変更を実施していく。

・材料劣化に係る安全基盤研究の成果
・これまで想定していなかった部位等における 経年劣化事象が原因と考えられる国内外の事故・トラブル
・関係法令の制定及び改廃
・原子力規制委員会からの指示
・材料劣化に係る規格・基準類の制定及び改廃・発電用原子炉の運転期間の変更
・発電用原子炉の定格熱出力の変更
・発電用原子炉の設備利用率（実績）から算出した原子炉容器の中性
子照射量
・点検・補修・取替の実績
当社は，高経年化対策に関するこれらの活動を通じて，今後とも
原子力プラントの安全・安定運転に努めるとともに，安全性・信頼性のなお一層の向上に取り組んでいく所存である。
以上

38