平成20年11月６日
原子力安全対策課(２ ０ － ７ ２ )＜11時記者発表＞

敦賀発電所１号機の第３２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
20年11月７日から約８カ月の予定で第３２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

なお、敦賀発電所１号機では10月９日０時よりコーストダウン運転 ※１ を実施しており、出力降下開始時の電気出力は、約90％(32.0万kW)の予定である。
※１ 沸騰水型軽水炉においては、通常、原子炉再循環流量や制御棒の挿入位置を調整して、原子炉出力を一定としているが、原子炉再循環流量や制御棒の挿入位置を一定とし、燃料の反応度の低下に応じて原子炉出力が低下していく運転をコーストダウン運転という。

問い合わせ先(担当：吉田)
内線2352・直通0776(20)0314

１

主要工事等
(1) 耐震裕度向上工事（図－１参照）
既設設備の耐震裕度を一層向上させるため、原子炉再循環系等の配管や原子炉保護系等のケーブルトレイおよび電線管のサポートを強化する。
また、津波対策として、引き波時における格納容器冷却系海水ポンプの取水機能を維持するため、海水ポンプ室に貯水堰を設置する。

２

設備の保全対策(1) 原子炉再循環系配管等点検工事（図－２参照）※２
原子力安全・保安院の指示 に基づき、原子炉冷却材圧力バウンダリのうち、SUS316L系（ステンレス）材を用いた原子炉再循環系配管等の溶接継手部全18箇所について第28回および第29回定期検査時に健全性を確認しているが、今定期検査においては、当該溶接継手部11箇所について、超音波探傷検査を行う。
※２

国内BWRプラントにおいて、SUS316L系材を用いた原子炉再循環系配管の溶接継手部にひび割れが確認されたことを踏まえ、原子力安全・保安院は、平成15年４月に当該部について５年を超えない期間毎に点検するよう指示している。

(2) 制御棒駆動水圧系インターロック改造工事（図－３参照）
国内BWRプラントにおいて、原子炉停止中に発生した制御棒引抜け事象を踏まえ、更なる安全性向上を図るため、原子炉圧力容器と冷却水ヘッダとの冷却水圧の差が設定値を超えた場合、制御棒駆動水ポンプを自動停止させるインターロックを追加する。
(3) 原子炉冷却材浄化ポンプ出口温度計修繕工事（図－４参照）
流力振動に関する新しい技術基準に基づき評価を行い、流力振動が発生する可能性があると評価された原子炉冷却材浄化ポンプの出口温度計
２箇所については、前回定期検査で浸透探傷試験を行い健全性を確認しているが、今定期検査で温度計ウエルを短尺化および太径化した剛構造のものに取り替える。
＊

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る。
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、改めて評価を実施した結果、当該２箇所を除いて、流力振動が発生する可能性がないことを確認している。

(4) 給水・復水系統等の配管肉厚検査（図－５参照）
日本機械学会の配管減肉管理に関する規格に基づき、日本原子力発電㈱が定めた配管肉厚管理点検計画に従い、給水・復水系統等の配管854箇所について、超音波探傷検査等により肉厚測定を実施する。

３

燃料取替計画燃料集合体全数308体のうち、68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）：

平成21年５月下旬
平成21年６月上旬
平成21年７月上旬

図－１
（１／２）

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、原子炉再循環系等の配管や原子炉保護系等のケーブルトレイおよび電線管のサポートを強化する。

工事箇所
系統・設備名称※補強内容①制御棒駆動水圧系

配管サポート改造②原子炉再循環系

配管サポート改造③原子炉停止時冷却系

配管サポート改造④非常用復水器系

配管サポート改造⑤原子炉保護系等ケーブルトレイおよび電線管

ケーブルトレイおよび電線管のサポート改造※：その他の系統についても追加工事の可能性がある。

系統概略図

補強イメージ図
配管サポート改造イメージ図④非常用復水器系

改造後（例）

改造前

原子炉格納容器

配 管

配 管

主蒸気隔離弁主蒸気系（タービンへ）

スナッバ
原子炉
圧力容器

主給水系（主復水器より）

スナッバ
スナッバの容量を増加する
か、または新規スナッバを追加し、配管の支持機能を確保する。

②原子炉再循環系

ケーブルトレイサポート改造イメージ図
改造前

改造後（例）③原子炉停止時冷却系

復水系①制御棒駆動水圧系

サポートを追加し、ケーブルトレイの支持機能を確保する。

追加

図－１
（２／２）

耐震裕度向上工事（地震随伴事象対応工事のうち取水構造物海水貯水堰設置工事）概要

津波対策として、引き波時における格納容器冷却系海水ポンプの取水機能を維持するため、海水ポンプ室に貯水堰を設置する。

発電所平面図敦賀発電所１号機

敦賀発電所２号機

1号機海水貯水槽

海水貯水堰イメージ図
格納容器冷却系海水ポンプ
補機冷却系海水ポンプ
貯水堰（新設）

循環水ポンプ

引き波時に貯水される部分

・格納容器冷却系海水ポンプの取水機能を維持するため、コンクリート製の貯水堰を設け、引き波時においても海水ポンプ室内に一定量の取水口取水路海水ポンプ室海水を貯水する。

※貯水堰の配置、形状および工法については、変更の可能性がある。

図－２

原子炉再循環系配管等点検工事
概要

原子力安全・保安院の指示に基づき、原子炉冷却材圧力バウンダリのうち、SUS316L（ステンレス）系材を用いた原子炉再循環系配管等の溶接継手部全 18 箇所について第28 回および第 29 回定期検査時に健全性を確認しているが、今定期検査においては、当該溶接継手部 11 箇所について、超音波探傷検査を行う。

概 要 図
原子炉再循環系、非常用復水器系配管点検範囲

非常用復水器系より非常用復水器系より

Ｂ系統

Ｃ系統

原子炉
圧力容器

Ｃ

Ｂ

Ａ

原子炉再循環ポンプ：ＳＵＳ３１６Ｌ系材：点検箇所

原子炉格納容器原子炉ドレン系配管点検範囲
原子炉圧力容器MO
原子炉停止時冷却系

原子炉再循環系より

MO
５箇所

原子炉冷却材浄化系

原子炉ドレン系：ＳＵＳ３１６Ｌ系

：点検箇所

図－３

制御棒駆動水圧系インターロック改造工事
概要

国内 BWR プラントにおいて、原子炉停止中に発生した制御棒引抜け事象を踏まえ、更なる安全性向上を図るため、原子炉圧力容器と冷却水ヘッダとの冷却水圧の差が設定値を超えた場合、制御棒駆動水ポンプを自動停止させるインターロックを追加する。

概 要 図

制御棒

原子炉建屋
原子炉
圧力容器

＜事象の概要＞原子炉圧力容器と冷却水ヘッダの差圧が大きくなり、制御棒駆動機構に過大な圧力が加わったため、制御棒をロックしている装置が外れ、想定外に制御棒が引抜けた。

スクラム排出水ヘッダへ

原子炉
格納容器
引き抜き
（挿入：開）（引抜：開）

挿入
制御棒駆動機構（挿入：開）（引抜：開）
H2O
N2
アキュムレータ

充填水ヘッダ

駆動水ヘッダ

冷却水ヘッダ

制御棒駆動水ポンプ

排出水ヘッダ

MO

原子炉へ
流量調節弁

圧力調整弁

インターロック回路設置
差圧検出器

原子炉圧力と制御棒駆動水圧系冷却水ヘッダとの差圧大による制御棒駆動水ポンプ停止信号

原子炉から

図―４

原子炉冷却材浄化ポンプ出口温度計修繕工事
概要

流力振動に関する新しい技術基準に基づき評価を行い、流力振動が発生する可能性があると評価された原子炉冷却材浄化ポンプの出口温度計２箇所については、前回定期検査で浸透探傷試験を行い健全性を確認しているが、今定期検査で温度計ウエルを短尺化および太径化した剛構造のものに取り替える。

概 要 図
原子炉格納容器

主蒸気系
原子炉
圧力容器

タービンへ

給水系

原子炉給水ポンプより

出口温度計

再生熱交換器

原子炉冷却材Ａ
浄化ポンプ

Ｂ

非再生熱交換器
ＣＢ

Ａ

原子炉再循環ポンプ

フィルタ

脱塩装置

出口温度計イメージ図
出口温度計（取替後）

出口温度計（既設）
約φ11
温度計ウエル
管台

約φ29
温度計ウエル

約 13

アダプタ

約 30

溶接

溶接

管台（既設）

配管

配管

約 95
約 150
約φ25

約φ10

単位：mm

図―５

給水・復水系統等の配管肉厚検査概要

日本機会学会の配管減肉管理に関する規格に基づき、日本原子力発電㈱が定めた配管肉厚管理点検計画に基づき、給水・復水系等の配管８５４箇所について超音波探傷検査等により肉厚測定を実施する。
蒸気式空気抽出器へ：主な点検箇所

蒸化器へ
湿分分離器

※

※

※

※
低圧タービン

高圧タービン

原子炉

発電機

主蒸気
ドレンライン

海水復水ポンプ※各軸ｼｰﾙへ※各軸ｼｰﾙ

原子炉再循環ポンプ

主蒸気系より蒸化器

主蒸気系より

蒸気式
空気抽出器グランド蒸気
復水器復水器へ
RO

RO

復水器へ

RO

復水器へ 復水貯蔵タンクよりRORO復水器へ復水器へ

復水器へ

復水脱塩装置原子炉給水ポンプ

凡例：
主蒸気系
原子炉給水系
復水系
抽気系
ヒータベント・ドレン系

第５給水
加熱器

第４給水加熱器

第３給水加熱器

第２給水加熱器

第１給水加熱器

ドレンクーラ

低圧給水加熱器
ドレンタンク
低圧給水加熱器
ドレンポンプ［点検部位］
点検対象（肉厚管理実施）部位

今回定期検査実施後における点検未実施
部位

総 数

点検済

点検未実施

今回定期検査中における点検部位

要

1437

909

528

750

0

その他

857

330

527

104

438

合

2294

1239

1055

854

438

主計

経済産業省原子力安全・保安院の技術評価が完了した「発電用原子力設備規格 沸騰水型原子力発電所配管減肉管理に関する技術規格（社団法人日本機械学会）」に基づき見直しを行った配管肉厚管理点検計
画に従い肉厚測定を実施する。

注：現在の点検計画に加え、必要と判断される箇所については、追加して点検を実施する。

程工

要主燃料取出

平成２１年１月

平成２１年２月

平成２１年３月

平成２１年４月

耐震裕度向上工事（原子炉再循環系配管サポート補強、制御棒駆動水圧系配管サポート補強

原子炉圧力容器開放

発電機解列(11/7予定)▽

平成２０年１１月 平成２０年１２月

格納容器復旧，漏えい率検査

原子炉圧力容器復旧

燃料装荷

起動操作

調整運転調整運転開始（６月上旬予定）

平成２１年６月

原子炉起動（５月下旬予定） ▽ ▽平成２１年５月

敦賀発電所１号機第３２回定期検査の作業工程

定期検査終了（営業運転開始）▽ （７月上旬）

平成２１年７月

別紙