平成22年５月25日
原子力安全対策課(２ ２ － ２ ５ )＜11時記者発表＞

大飯発電所４号機の原子炉起動および調整運転の開始について（第１３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４号機（加圧水型軽水炉；定格電気出力118万kW）は、平成22年２月７日から第１３回定期検査を実施していたが、平成22年５月26日に原子炉を起動し、翌27日に臨界となる予定である。
その後は、諸試験を実施し、５月28日頃に定期検査の最終段階である調整運転を開始し、６月下旬には経済産業省の最終試験を受けて本格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、主蒸気系統や余熱除去系統などの配管ならびに、ポーラクレーンの支持構造物を強化した。
(2) １次系小口径曲げ配管取替工事（図－２参照）
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、予防保全として、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た。
(3) 高サイクル熱疲労割れに係る対策工事（図－３参照）
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のうち、使用していない系列の充てん配管、隔離弁などを撤去した。

1

(4) 格納容器再循環サンプスクリーン取替工事（図－４参照）
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が大きいものに取り替えた。
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）を大きくすることから、流量調整用オリフィスを設置した。
※

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。

(5) 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－５参照）
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、600系ニッケル基合金が使用されている原子炉容器出口管台溶接部について、溶接部全周を一様に研削した後、耐食性に優れた690系ニッケル基合金で溶接を実施した。
また、原子炉容器入口管台溶接部、原子炉容器炉内計装筒の内面および管台溶接部について、表面の残留応力を低減させるためにウォータージェットピーニング工事 ＊１ を実施した。
＊１

２

金属表面に高圧ジェット水を吹きつけることにより、金属表面の引張応力を圧縮応力に変化させる。

設備の保全対策(1) ２次系配管の点検等（図－６参照）①関西電力㈱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 735 箇所 ＊２ について超音波検査（肉厚測定）等を実施した結果、必要最小厚さを下回る箇所および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はなかった。
（超音波検査 727 箇所、内面目視点検８箇所）＊２

今定期検査開始時の計画では、737箇所の超音波検査（肉厚測定）等を実施する予定であったが、配管の追加取替えにより２箇所減少し、合計735箇所について測定を実施した。

②今定期検査開始時には合計68箇所の配管取替えを計画していたが、配管取替え時の作業性を考慮して２箇所を追加し、合計70箇所の配管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た。

2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、合計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

燃料取替
燃料集合体全数 193 体のうち、101 体（うち72体は新燃料集合体で55,000MWd/t）を取り替えた。
また、燃料集合体の外観検査（62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23年 夏頃

問い合わせ先(担当：内園)
内線2353・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、主蒸気系統や余熱除去系統などの配管ならびに、ポーラクレーンの支持構造物を強化した。
ポーラクレーン
１台

系統概要図

工事実施箇所数

原子炉格納容器＜支持構造物＞
配管
８６箇所
機器
１箇所
合計
８７箇所

格納容器
スプレイ系統
２箇所

主蒸気系統
２１箇所

燃料取替
用水ピット

格納容器
スプレイポンプ

余熱除去系統４２箇所
余熱除去ポンプ

主蒸気（タービンへ）

１次冷却材系統
６箇所

格納容器
スプレイ冷却器

安全注入系統
１箇所

余熱除去
冷却器

蒸気発生器
主給水（復水器より）

加圧器

蓄圧
タン
ク

主給水系統
１４箇所

燃料

一次冷却材
ポンプ

原子炉容器

原子炉周辺建屋

原子炉建屋

配管の支持部の強化例（イメージ）

原子炉周辺建屋 等

ポーラクレーンの支持部の強化例（イメージ）
ポーラクレーン

【工事前】

【工事後】

浮き上がり防止つめの強化

クランプ
クランプを厚板化

車輪

スナバ

Ａ方向

スナバ容量の大型化
ボルト

サポート部材追加

Ａ方向断面図

ボルト

アンカ

つめ

【スナバ】
配管の熱による伸びなどゆっくりとした変化には追従するが、地震等の激しい動きに対し、配管を固定する機能を持つ

レール

浮き上がり防止のつめとつめ取付ボルトを高強度材料に取替え

材料：炭素鋼からクロムモリブデン鋼（合金鋼）へ変更

4

図－２ １次系小口径曲げ配管取替工事
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、予防保全として、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た。

工事概略図 （曲げ加工方法）
工事前（芯金を使用した曲げ加工）

工事後（芯金を使用しない曲げ加工）
【正面図】

曲げ金型

【正面図】

改良曲げ金型

芯金台芯金押さえ金具

台押さえ金具【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。

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。

内面が硬化

移動

移動

取替範囲概要図
高圧注入ポンプより
加圧器

：取替範囲

蒸気発生器

①抽出配管
（外径約90mm）②充てん配管（外径約90mm）③Ｄループ安全注入配管（外径約60mm）③

２箇所
３箇所１箇所
合計６箇所（材質：ステンレス鋼→ステンレス鋼）※参考：1次冷却材系統配管は外径約840～940mm
原子炉
容器

１次冷却材系統（Ａ～Ｄループ）
１次冷却材ポンプ②①
再生熱交換器化学体積制御系統へ
化学体積制御系統より

5

図－３ 高サイクル熱疲労割れに係る対策工事
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のうち、使用していない系列の充てん配管、隔離弁などを撤去した。
＊：使用していない系列の充てん配管において、隔離弁のシートリークにより洩れ出た低温水（滞留した水）が高温水側に流入し、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する可能性がある

系統概要図

蒸気発生器

凡例
：配管撤去範囲

原子炉容器【１次冷却材系統】

１次冷却材ポンプ

充てん配管
１系列撤去

【化学体積制御系統】
逆止弁

隔離弁

再生熱交換器脱塩塔

切断範囲長さ ： 約２５ｍ
配管径
： ３Ｂ（外径約９ｃｍ）

Ｃ-充てんライン（待機系）
逆止弁

隔離弁

Ｂ-充てんライン（常用系）

使用していない充てん配管１系列（撤去）

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

逆止弁

隔離弁でシート漏れが発生した場合、低温水が流入

逆止弁

（低温水）

6

図－４ 格納容器再循環サンプスクリーン取替工事
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、スクリーンの表面積をより大きいものに取り替えた。 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開度（隙間）を大きくすることから、流量調整用オリフィスを設置した。
流量調整用オリフィス設置

系統概要図（高温側注入ライン：４箇所、低温側注入ライン：４箇所）（格納容器再循環サンプ使用時）
原子炉格納容器

流量調整弁の隙間
オリフィス設置前 ： 約０．９mm：設置する流量調整用オリフィス
格納容器スプレイ
主蒸気（タービンへ）

蒸気
発
生器

内部スプレポンプ

流量調整弁

燃料取替
用水ピット

流量調整弁
オリフィス設置後 ： ２mm以上
オリフィス穴の直径：約２０mm

主給水（復水器から）配管
内径４３．１ｍｍ

原
子容
炉器

高圧注入ポンプ

オリフィス（材質：ステンレス鋼）：１次冷却材の流れ

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）

1次冷却材ポンプ

余熱除去ポンプ
格納容器再循環サンプ

1次冷却材

冠水時の水位 EL約１８．５ｍ

スクリーン
EL：約１７．６ｍ

参考 (スクリーン取替イメージ)
工事後（イメージ）

工事前

項目

平面図

平面図

原子炉
容器

原子炉
容器

壁
壁

＊：新型スクリーンは複数のモジュールで構成されている

再循環サンプスクリーンの概要図：１次冷却材の流れ

スクリーン：１次冷却材の流れ

断面図

スクリーン

断面図

内部スプレポンプへ
余熱除去ポンプへ高圧注入ポンプへ

1次冷却材内部スプレポンプへ
余熱除去ポンプへ
高圧注入ポンプへ

スクリーンの写真

スクリーンの写真モジュール構造図

スクリーン拡大図

ヘッドカバー：１次冷却材の流れ
約４５ｃｍ

スクリーンの概要
スクリーンのイメージ図

スクリーン拡大図

ろ過穴
約２．５ｃｍ

約６０㎝

約１．４ｃｍ

多孔板（ﾃﾞｨｽｸ）【モジュール１基の大きさ】
コアチューブ
大きさ：高さ約０．８ｍ、幅約１ｍ、奥行き約１ｍ
２
多孔板１５枚、多孔板１枚の面積約１．３ｍ

ろ過穴

縦 約３．０ｍｍ × 横 約３．０ｍｍ

直径 約１．７ｍｍ

全体の表面積約１６．１ｍ × ２約３７９ｍ２ × ２

材質

ステンレス鋼ステンレス鋼２7図－５ ６００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（１／２）
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、原子炉容器出口管台溶接部について、溶接部全周を一様に研削した後、耐食性に優れた６９０系ニッケル基合金で溶接を実施した。また、原子炉容器入口管台溶接部、原子炉容器炉内計装筒の内面および管台溶接部について、表面の残留応力を低減させるためにウォータージェットピーニ
ング工事を施工した。
：６９０系ニッケル基合金溶接【系統概要図】：ウォータージェットピーニング

加圧器逃がしタンク
加圧器逃がし弁

原子炉容器

蒸気発
生器

加圧器
スプレイ弁
加圧器

１次冷却材ポンプ

原子炉容器入口管台、原子炉容器炉内計装筒管台及び母材内面（原子炉容器入口管台：４箇所、原子炉容器炉内計装筒管台及び母材内面：５８箇所）
原子炉容器炉内計装筒作業イメージ図

水気泡を伴うウォーター
ジェットノズル

ノズル
回転
上下に動く

回転

ノズル
溶接部（管台）（600系ニッケル基合金）
オーバーレイ（ステンレス鋼）

管台にウォー
タージェットピー
ニングを実施原子炉容器（低合金鋼）
炉内計装筒（600系ニッケル基合金）

母材内面にウォータージェット
ピーニングを実施

溶接部（６００系ニッケル基合金）

水中で高圧ジェット水（約６０MPa）をノズルから噴射すると気泡が発生する。この気泡は、高速のウォータージェット流に乗って流れ、金属表面近傍で崩壊する。その時に生じる衝撃力で金属表面をたたき（ピーニン
グ）、金属表面近傍の引っ張り残留応力を圧縮応力に変化させる。

原子炉容器出口管台（原子炉容器出口管台：４箇所）

溶接工法作業イメージ図
上部炉内構造物 下部炉内構造物

ステンレス内張【工事前】

セーフエンド（ステンレス鋼）

周溶接部

【工事後】

円筒容器
放射線を遮断するための水管台（低合金鋼）

肉盛溶接①溶接部全周にわたり、一様に研削②接液する溶接部全周を耐食性に優れた６９０系ニッケル基合金で溶接

キャビティ（水）
原子炉容器

接液部

工事対象部位（出口管台）
セーフエンド（ステンレス鋼）

周溶接

管台（低合金鋼）

ステンレス内張り
キャビティ内は水中のため、原子炉容器上に円筒容器を設置し、原子炉容器出口管台部を気中環境とした上で工事を実施した。

肉盛溶接

8

図－５ ６００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（２／２）
円筒容器の設置概要図
吊込み

炉内構造物の取り出し

原子炉容器上部ふた仮置

吊込み

円筒容器の設置
円筒容器（ステンレス鋼）

上部炉内構造物仮置

キャビティ
（水）

仮設床

約9m
約3m
約4m
約3m

配管内の水を抜く

下部炉内構造物仮置
入口配管

出口配管

原子炉容器内の水を抜く

溶接箇所（出口管台）

原子炉容器

管台内面での作業
ピン
キャビティ（水）Ｏリング

円筒容器断面図
原子炉容器
円筒容器
セーフエンド約88cm

仮設床

ノズル遮へい移動作業装置の搬入・設置

作業装置用
案内レール

配管
遮へい用
シールプラグ

溶接箇所（出口管台）

原子炉容器内作業装置＜作業装置＞
作業工程に応じて、除染装置、切削装置、溶接装置、バフ装置に取り替え。

円筒検証試験の様子 （場所：三菱重工業株式会社神戸造船所）
円筒容器外観円筒容器内部

写真提供：三菱重工業株式会社神戸造船所

9

図－６ ２次系配管の点検等
点検概要
今定期検査において、合計７３５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）：７２７箇所、内面目視検査： ８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次系配管肉厚の管理指針」の点検対象部位

計画部位

今回点検実施部位数変更部位※

合計

主要点検部位

1,363290-2288

その他部位

1,667439

0439

合計

3,030729-2727※：配管取替え時の作業性を考慮して、主要部位２箇所を追加取替えを実施した。

○２次系配管の管理指針に基づく内面目視点検
高圧排気管の直管部８箇所について、配管内面から目視点検を実施した。
その結果、配管内面に減肉が認められれば、超音波検査(肉厚測定)を実施した。

取替概要○過去の点検結果で減肉が認められているため計画的に取り替える箇所４箇所、作業性を考慮した部位１２箇所および配管の保守性を考慮した部位５４箇所、合計７０箇所を耐食性の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た。
【凡例】【取替理由】：主蒸気系統
：給水系統：復水系統：ドレン系統系統別概要図：主な配管取替箇所

発電機
蒸気
発
生器

③

低圧タービン
高圧タービン

３箇所② 配管取替の作業性＊１を考慮して取替える箇所（１２箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼
１２箇所(２箇所追加)復水器

復水ポンプ
湿分分離加熱器
グランド
コンデンサ

高圧給水加熱器③ 配管の保守性＊２を考慮して取り替える箇所（５４箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼
１０箇所
炭素鋼 ⇒ 低合金鋼
４４箇所
合計７０箇所

給水ポンプ

脱気器
給水ブースタ
ポンプ

１箇所

Ｇ

①②
蒸気発生器
ﾌﾞﾛｰﾀﾞｳﾝ

① 過去の点検結果で減肉が認められているため計画的に取り替える箇所
・必要最小厚さとなるまでの期間が５年未満で減肉が確認された箇所（４箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼
・必要最小厚さとなるまでの期間が５年以上で減肉が確認された箇所
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼

第１～5
低圧給水加熱器

脱気器タンク10＊１ 配管取替時に近傍の配管も一緒に取替えた方が作業がし易いため取替える。
＊２ 狭隘部で肉厚測定がしづらい小口径配管などについて取り替える。