資料Ｎｏ．２

高浜３号機の高経年化技術評価書の概要（30年目評価）

平成２６年１月２８日
関西電力株式会社

1

今回の御説明内容
高浜３号機３０年目の高経年化技術評価書の概要○運転開始以降に実施した主要機器更新等の状況

2○高浜３号機の高経年化技術評価手法の概要

3～5○主な経年劣化事象の技術評価の内容および結果

6～12

○まとめ

13

高浜3号機 プラント概要
運転開始
電気出力型式1985年1月17日
約870MW
加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）＜運転実績＞ （2012年3月末時点）
・累積平均設備利用率 ： 80.3%
・計画外停止回数 ： 3回

運転開始以降に実施した主要機器更新等の状況
原子炉容器 上蓋
上蓋用管台の応力腐食割れに対する予防保全処置として、第１８回定期検査時（２００７年度～２００８年度）に取替を実施。

蒸気発生器 伝熱管
伝熱管は600系NI基合金を使用しており、応力腐食割れ対策として、引っ張り残留応力を低減するために第１３回定期検査時（２００１年度）にショットピーニングを実施。
低圧タービン ロータ
低圧タービンロータの応力腐食割れに対する予防保全処置として、第１９回定期検査時（２００９年度）に取替を実施。

加圧器
燃料取替
用水タンク

2蒸気発生器

蒸気

原子炉容器
水

燃料取替
用水ポンプ

タービン

主変圧器
発電機

使用済
燃料ピット
復水器

1次冷却材ﾎﾟﾝﾌﾟ

外部遮へい

原子炉容器 炉内計装筒
原子炉容器炉内計装筒の応力腐食割れに対する予防保全の観点から、第１８回定期検査時（２００７年度～２００８年度）に母材およびＪ－溶接部のｳｫｰﾀｼﾞｪｯﾄﾋﾟｰﾆﾝｸﾞ（応力緩和）を施工。また、施工前に母材の渦流探傷試験およびＪ－溶接部の目視確認を実施し、異常のないことを確認。

余熱除去ポンプ
余熱除去
クーラ

海水循環水ポンプ
給水ポンプ

余熱除去系統 配管
余熱除去系統配管の高サイクル熱疲労割れに対する予防保全対策として、熱疲労を抑制するために第１９回定期検査時（２００９年度）にバイパスライン合流部配管のルート変更を実施。

高浜３号機の高経年化技術評価（３０年目）

3

高浜3号機の安全機能を有する機器・構造物等を対象とし、これまでの運転経験や最新知見等を踏まえ、腐食、疲労損傷、減肉等の経年劣化事象が発生していないか、今後の運転で経年劣化事象が発生しないかを検討した。
更に、経年劣化事象が発生する可能性のある機器・構造物は、運転開始60年時点の劣化状況を想定し、現状の保全活動で安全性が確保されているかを確認するための評価を行った。

原子炉容器、蒸気発生器、タービン、 充てん/高圧注入ポンプ、余熱除去ポンプ、空冷式非常用発電装置等

高経年化技術評価
安全上重要な機器・構造物等の抽出

原子炉容器：中性子照射脆化
蒸気発生器：応力腐食割れ
充てん/高圧注入ポンプ：疲労割れ
余熱除去ポンプ：熱時効 ほか【原子炉容器の例】
中性子照射脆化を考慮し、これまで４回の監視試験片の取り出しを実施
し、これらの試験結果に基づき原子炉の安全性に問題がないことを確認

原子炉容器、蒸気発生器、充てん/高圧注入ポンプ、余熱除去ポンプ等冷温停止の維持に必要な設備の抽出着目すべき劣化事象の抽出

・経年劣化事象の評価
・耐震安全性評価
・耐津波安全性評価【充てん/高圧注入ポンプの例】
冷温停止時には低流量運転となるため主軸応力は増加するが、応力振幅は疲労限以下であり、疲労割れが問題となる可能性がないことを確認

・経年劣化事象の評価
・耐震安全性評価
・耐津波安全性評価

長期保守管理方針の策定

新規制基準よる追加要求①新規制基準では、「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」において定義されるクラス１、２の機能を有するもの等（安全上重要な機器・構造物）に加えて常設重大事故等対処設備、浸水防護施設を審査対象としている。
②運転状態を前提とした評価および冷温停止状態を前提とした評価の実施を要求※している。
③耐津波安全性評価の実施を要求している。
※ 高浜１号機の場合(40年目の評価 H25.11.12申請)、新規制基準適合性の申請を行っておらず、冷温停止状態の維持を前提とした評価のみを行っている。なお、運転延長の際には、特別点検の結果等踏まえ、運転状態を前提とした評価を行うこととなる。

4

評価対象設備の抽出フロー
プラント内の系統、機器・構造物(※1)

安全上重要な機器か？(※2)

常設重大事故等対処設備か？

No

Yes

Yes

運転状態を前提とした場合の抽出フロー機器単位で長期にわたり使用するか？

No

高温高圧の機器か？(※3)

No

Yes

対象外
例．特高開閉所設備等（自主評価対象）

対象外

No

例．燃料集合体等（評価対象外）

Yes
断続運転に必要な設備

冷温停止状態の維持を前提とした場合の抽出フロー

冷温停止状態の維持または保安規定遵守のために直接的に必要となる設備

No

冷温停止状態を前提とした場合、保安規定遵守に間接的に必要となる設備

Yes
１次冷却材温度が93℃以下の時に保安規定による要求機能等の遵守に必要となる設備
例．余熱除去ポンプ、モータ等

冷温停止状態の維持に必要な設備
例．余熱除去ポンプ及びモータ等

Yes

１次冷却材温度が93℃以下の時に保安規定による要求機能等の遵守に間接的に必要となる設備

No

例．余熱除去ポンプ室冷却ファン、冷却ユニット等(対象外)
冷温停止状態の維持には必要のない設備

例．タービン動補助給水ポンプ等※1：重要度分類審査指針で定義される機器（クラス１、２、３）並びに浸水防護設備及び常設重大事故等対処設備のうち、原則として工事計画認可又は工事計画届出の手続きを経たもの※2：原子炉施設の異常発生防止や異常影響緩和のため、最高度の信頼性または高度の信頼性を求められている機器等。
※3：最高使用温度が95℃を超え、または最高使用圧力が1,900kPaを超える機器で原子炉格納容器外にあるもの

5

評価対象設備の例
ポンプの例
分

離基選定基準準使

機器名称（台数）
型式

ターボポンプ
たて置斜流
ターボポンプ
横置うず巻流体

海水

１次冷却材、
ほう酸水材

重要度料

ステンレス鋼
低合金鋼
ステンレス鋼海水ポンプ(3)充てん／高圧注入ポンプ（3）*1
燃料取替用水ポンプ（2）ほう酸ポンプ（3）格納容器スプレイポンプ（2）恒設代替低圧注水ポンプ(1)

給水炭素鋼
炭素鋼
ステンレス鋼

原子炉補機冷却水ポンプ（5）*2
補助蒸気ドレンタンクポンプ（4）*3タービン動補助給水ポンプ（1）電動補助給水ポンプ（2）最高使用圧力(MPa)[gage](℃)（運転状態）

代表機器

◎機器

連続

約 0.7

約 50○（連続）

ＭＳ－１

連続（充てん時）
一時（高圧注入時）

約 18.8約 150○（連続）ＭＳ－２、重*6

連続

約 1.4

約 95○（連続）

ＭＳ－１

連続

約 1.0

約 95○（連続）

＊6

一時

約 2.7

約 150○（一時）ＭＳ－１

連続（余熱除去時）
一時（低圧注入時）

約 4.1

約 200○（連続）

重*6

一時

約 1.6

約 60○（一時）ＭＳ－１、重*6

連続

約 1.2

約 95○（連続）

連続約 0.5約 100－

一時

約 11.3約 40－

高*5ＭＳ－１、重*6ＭＳ－１、重*6

約 11.3

約 40－

約 9.9

約 200－

高*5一時

約 10.2

約 200－

高

*5連続

約 3.7

約 200

－

電動主給水ブースタポンプ（1）

高

*5

一時

約 3.7

約 200

－

復水ブースタポンプ（3）

高*5連続

約 4.1

約 80

－

スチームコンバータ給水ポンプ（2）

高*5連続

約 1.5

約 100－

高

*5連続

約 3.1

約 235

－

湿分分離器ドレンポンプ（2）

高

*5連続

約 2.1

約 200

－

低圧給水加熱器ドレンポンプ（3）*2

高*5連続

約 2.8

約 80

－

第１段湿分分離加熱器ドレンポンプ（4）常設重大事故等対処設備を追加（「重要度」の項目の「重」と記載した機器）

代表機器の選定維持に必要な最高使用温度

一時

タービン動主給水ブースタポンプ（2）炭素鋼

件

連続電動主給水ポンプ（1）

給水転条

高*5

タービン動主給水ポンプ（2）ターボポンプ
たて置うず巻運用

ＭＳ－１、重*6ＭＳ－１、重余熱除去ポンプ（2）ヒドラジン水*4

冷温停止状態◎

選定理由

重要度、温度◎◎重要度◎

冷温停止状態に必要な機器を抽出（冷温停止版のみに記載）

主な経年劣化事象の評価内容及び評価結果【主要評価結果】① 原子炉容器の中性子照射脆化② 主変圧器コイルの絶縁低下③ 配管の減肉（耐震安全性評価）④ 蒸気発生器伝熱管の応力腐食割れ等

67①－１ 原子炉容器の中性子照射脆化
健全性評価○平成２５年９月に原子力規格委員会にて審査・承認され、公衆審査を完了した国内脆化予測法（JEAC4201-2007／2013追補版）による評価結果において、脆化予測にマージンを見込んだ値を逸脱しておらず、特異な傾向は認められない。
照射試験片の装荷位置
母材

脆化予測
脆化予測＋マージン

180 °

監視試験片
カプセル

原子炉容器

第２回取出済（第４回）
2009年6月取出（第３回）
2000年2月取出

270 °

90°
炉心（第１回）
1985年11月取出（第２回）
1992年7月取出

第３回取出済0°

第４回取出済第１回取出済現時点（2013年6月末）の
原子炉容器※の照射量

６０年時点の原子炉容器※の照射量予測値※：原子炉容器内表面から板厚1/4深さの位置（参考）
中性子の照射を受けると金属材料は非常に微細な欠陥が生じ、靭性（破壊に対する抵抗）の低下が生じる。原子炉容器の炉心領域においては、中性子照射とともに関連温度は上昇する。

8①－２ 原子炉容器の中性子照射脆化
健全性評価（続き）○６０年経過時点の加圧熱衝撃が生じることを仮定した評価の結果、破壊に対する抵抗力が常に破壊力を上回っており、不安定破壊しないことを確認した。
○上部棚吸収エネルギー予測式による評価を実施し、JEAC4201に基づき６８J以上あることを確認した。

破壊に対する抵抗力：KIC

現時点（2013年6月末）の抵抗力曲線
運転開始後６０年時点の抵抗力曲線
破壊力KI

大破断ＬＯＣＡ
小破断ＬＯＣＡ
主蒸気管破断（冷却に厳しいケース）
主蒸気管破断（再加圧に厳しいケース）

抵抗力 ＞ 破壊力
き裂を想定した破壊力：KI

現状保全○JEAC4201に基づき計画的に監視試験を実施、定期的に超音波探傷検査を実施している。
○運転管理上の制限として加熱冷却時制限曲線および耐圧漏えい試験温度を設けて運用している。
上部棚吸収エネルギーの予測値（単位：Ｊ）

総合評価
炉心領域部の中性子照射脆化が機器の健全性に影響を与えることはない。また、保全内容も適切である。

運転開始後
６０年時点*1

Ｌ方向*2

２００

１９６

Ｔ方向*3

１９６１９２溶接線に直角方向

１７５１６９向母 材

高経年化への対応
健全性評価の結果から原子炉の安全性に影響を及ぼす可能性はないと考えるが、健全性評価の妥当性を確認するため、今後の原子炉の運転時間・照射量を勘案して第５回監視試験の実施計画を策定する。

２０１３年
６月末時点*1

方

溶接金属*1:板厚ｔの１／４ｔ深さでの予測値*2:試験片の長手方向が圧延方向に平行*3:試験片の長手方向が圧延方向に垂直9② 主変圧器コイルの絶縁低下
現状保全【コイル部位】

コイルの絶縁低下については、定期的に絶縁抵抗測定、油中フルフラール成分量測定等を実施している。

総合評価

主変圧器構造図1000
940（平均重合度初期値）

800

重合度

○コイルの導線には絶縁紙が施されており、絶縁紙は運転中の温度上昇により熱劣化するため、コイルの絶縁低下の可能性は否定できない。
○しかしながら、第２３回定期検査時までに主変圧器の取替を実施することで運転開始後６０年までの健全性を維持することが可能である。
○また、現状保全は点検手法として適切である。

銅線・絶縁紙フルフラール測定（2012.9）

600422（フルフラール測定結果）

400

390（限界重合度）
約2.2年

高経年化への対応
コイルの絶縁低下については、現状保全に加えて、第２３回定期検査時までに主変圧器の取替を実施する。

20022.9年(現時点：第21回（第21回定期定期検査時)検査時）

00510152025
実運転年数（年）25.1年（第23回定期検査時点に相当）

3035

絶縁紙ホットスポット部平均重合度の推移

40

10

③ 配管の減肉（耐震安全性評価）
現状保全
管理指針を定め超音波を用いた肉厚測定により配管の肉厚管理を継続的に実施している。

耐震安全性評価②必要最小肉厚①必要最小肉厚②実測データに基づく１０年後の予測板厚① 実測データに基づく１０年後の予測肉厚全ての管理対象箇所（ 減肉の発生し得る、エルボ、レジューサ、分岐、および弁下流部）に①実測データに基づく１０年後の予想肉厚 または②必要最小肉厚 まで、周軸方向一様減肉した状態を想定し、耐震安全性評価を実施して、問題ないことを確認している。

元の配管厚さ減肉を想定した配管の断面イメージ
減肉を想定した配管の断面イメージ

高経年化への対応①実測データに基づく１０年後の予測肉厚により耐震安全性を確認したドレン系統配管の一部については、耐震性が確認できる限界肉厚に到達するまでに、サポート改造等の設備対策工事を行う。
また、これを反映し、②必要最小肉厚までの減肉を想定した耐震安全性評価を実施する。

湿分分離器ドレンポンプ吐出管（A）の評価結果（例）
発生応力(MPa)／許容応力(MPa)応力比① 実測データに基づく10年後の予測肉厚による評価

８６／１７８０．４８② 必要最小肉厚による評価

２９０／１７８１．６３

より保守的な「②必要最小肉厚による評価」で、応力比が１以下となるよう、サポート改造等の設備工事を行う

11④ 蒸気発生器伝熱管の応力腐食割れ等
高浜３号機の蒸気発生器伝熱管には、６００系ニッケル基合金が使用されているため、耐応力腐食割れ特性向上を目的としたショットピーニング（第１３回定検時）を実施しており、有意なき裂の発生は著しく低下している。

現状保全■ C蒸気発生器

応力腐食割れ検出本数

概 要

ショットピーニング施工 ■ Ｂ蒸気発生器■ Ａ蒸気発生器
５本
７本○振止め金具（ＡＶＢ）部摩耗、ピッティング、管板直上部腐食損傷、フレッティング疲労、小曲げＵベンド部応力腐食割れ
およびデンティングについては損傷の可能性は小さい。
○管板拡管部の応力腐食割れについては、発生が否定できないことから、潜在の可能性があるサイズの割れが存在し、これが進展したとしても、構造上許容されるき裂深さには達しないことを確認する必要がある。
○上記き裂は、定検毎の全数渦流探傷検査にて、構造上許容されるき裂深さには達するまでに検知し、施栓等による対応が可能であるため、点検手法として適切である。

５本

３本
１本

定検回次

定検毎に全数渦流探傷検査を実施し、健全性を確認している。

総合評価

管板拡管部にて1本検出

高浜３号機 応力腐食割れ検出本数履歴

伝熱管厚さ
２次側

き裂検出可能範囲

１次側潜在の可能性がある想定き裂

１定検ｻｲｸﾙで進展するき裂

高経年化への対応
管板拡管部の応力腐食割れ等の発生が否定できないことから、現状保全項目に加えて、蒸気発生器取替を含めた保全方法を検討していく。

3035

構造上許容されるき裂深さ

き裂進展に許容される時間の算出概念図

高浜発電所３号機 長期保守管理方針の概要
蒸気発生器 伝熱管応力腐食割れ等が顕在化することが否定できないことから、長期的対策として蒸気発生器の取替えを含めた保全方法を検討する。(中長期)

12主変圧器
コイル絶縁紙の寿命評価に基づき、主変圧器を取替える。（短期）

加圧器
燃料取替
用水タンク

蒸気発生器

蒸気

原子炉容器
水

燃料取替
用水ポンプ

タービン

主変圧器
発電機

使用済
燃料ピット
復水器

1次冷却材ﾎﾟﾝﾌﾟ

外部遮へい

原子炉容器 監視試験
高照射領域での脆化傾向の知見拡充等のため、第５回監視試験の実施計画を策定する。（中長期）

余熱除去ポンプ
余熱除去
クーラ

海水循環水ポンプ
給水ポンプ

２次系ドレン系統 配管サポート
炭素鋼配管の減肉状態を保守的に仮定しても、耐震性が確保できるよう耐震サポート補強工事を実施する。（短期）ま と め評価結果○ 今回実施した高経年化技術評価では、現在行っている保全活動に加えて、一部の機器に対して４件の追加保全策を講じることで、運転開始から３０年以降においてもプラントを健全に維持できることを確認した。

今後の予定○ 高経年化技術評価書の記載内容については、今後、原子力規制庁による審査を受けることになる。

13

その他経年劣化事象の評価内容及び評価結果【評価結果参考】（１） 疲労割れ（２） 照射誘起型応力腐食割れ（３）絶縁低下（変圧器以外）（４） コンクリートの強度低下（５） 熱時効（６） 耐震安全性評価

14参考15
参考－１（１） 疲労割れ
健全性評価＊１：「設計・建設規格」に基づく疲労評価対象部位＊２：「環境疲労評価手法」に基づく疲労評価対象部位

プラント実過渡回数から、６０年時点の過渡回数を推定し、劣化が進展すると仮定した場合の６０年時点での疲労累積係数を評価（環境を考慮した評価も実施）している。

現状保全○定期的な超音波探傷検査等の非破壊検査や、漏えい試験で健全性を確認している。
○高経年化技術評価に合わせて、実過渡回数に基づく 評価を実施している。

総合評価
疲労割れが問題となる可能性はないと考える。
疲労評価は実過渡回数に依存するため、今後も実過渡回数を把握し評価する必要がある。

高経年化への対応
冷却材出入口管台等の疲労割れについては、現状保全項目として、実過渡回数に基づく評価を定期的に実施していく。
（参考）
疲労累積係数：材料に何種類かの応力が組み合わさって作用したときの疲労損傷を示す指標であり、許容値は１以下

原子炉容器の疲労評価結果
評価対象部位
冷却材入口管台
冷却材出口管台
蓋用管台
空気抜用管台
炉内計装筒
上部蓋、上部胴フランジ下部胴・下部鏡接続部
炉心支持金物
スタッドボルト

疲労累積係数（許容値：１以下）
設計・建設規格による解析

環境疲労評価手法による解析

０．０３７
０．０４４
０．０９９
０．０１１
０．１１３０．００７
０．００４０．００５
０．３５７

０．００１＊３
０．００１＊３
０．００１＊３
０．００１＊３
０．００２＊３―＊４―＊４
０．００１＊３―＊４＊３：炉水環境にある箇所に絞り評価を実施しているため、設計・建設規格による解析評価対象箇所とは異なる。
＊４：非接液部（炉水環境となる部位はない）

（２） 照射誘起型応力腐食割れ

16参考－２¾ 応力腐食割れ（SCC）の発生要因は①材料、②応力、③環境の３つだが、運転時間が経過し、高い中性子照射量を受けると、材料の経年変化等に伴い応力腐食割れが発生する可能性がある。
¾ 中性子照射量の高い炉内構造物の中から、相対的に最も割れが発生する可能性が高く（中性子照射量、応力レベル、及び温度条件が最も厳しい）、海外で損傷事例のあるバッフルフォーマボルトを代表として詳細評価した。

健全性評価

原子炉容器

バッフルフォーマボルトについては、最新知見を用いた損傷予測により ６０年経過時点においてボルト損傷が発生しないことが確認されている。

炉心そう

バッフルフォーマボルト

現状保全

炉心そう
バッフル板
フォーマ板

フォーマ板

バッフル板

冷却孔

フォーマ板

○バッフルフォーマボルトに対して第９回定期検査時(1995年度～1996年度) に超音波探傷検査を実施、有意な指示なし。
○定期的に水中テレビカメラによる可視範囲の目視検査を実施している。

総合評価
構造強度・機能の健全性に影響を与える可能性は小さい。
バッフルフォーマボルトに有意なき裂が発生した場合、超音波探傷検査にて検知可能であり、点検手法として適切である。

バッフルフォーマボルト
バッフル板

高経年化への対応
ﾊﾞｯﾌﾙ構造（ﾊﾞｯﾌﾙ板、ﾌｫｰﾏ板）

冷温停止状態において現状保全項目に高経年化対策の観点から追加すべきものはない。

（３）－１ 絶縁低下（変圧器以外）

17
参考－３

○ 評価対象機器：電気ﾍﾟﾈﾄﾚｰｼｮﾝ、弁電動装置、ケーブル等【評価例】：低圧ケーブル
供試ケーブル

絶縁性能

初期値

経年劣化が生じない場合

通常運転相当の劣化傾向は
緩やか

事故時雰囲
気暴露により、性能低下は急速に進展

許容値
設計想定事故時
運転期間

長期健全性試験手順

加速熱劣化60年相当の加速熱劣化

放射線照射60年相当の放射線照射

放射線照射

設計想定事故時相当の放射線照射（1500kGy）

放射線を除く設計想定事故時
設計想定事故 雰囲気暴露
雰 囲 気 暴 露 （最高温度：190℃、最高圧力：0.41MPa）
判

定屈曲浸水耐電圧試験

事故時雰囲気内で機能要求のある電気・計装設備は、６０年間の通常運転環境内での経年劣化による絶縁低下と、事故時雰囲気内での絶縁低下を模擬した長期健全性試験にて、健全性評価を行なっている。

（３）－２ 絶縁低下（変圧器以外）

18
参考－４

例：難燃ＰＨケーブルの長期健全性試験条件

相当
通常運転
事故相当
設計想定試 験条 件

６０年間の通常運転時の使用条件に基づく劣化条件

温 度

１４０℃－９日

１１５℃－９日（＝５９℃※－６０年）

放射線（集積線量）

５００kGy２００kGy放射線（集積線量）

１５００kGy

６７５kGy

温 度

最高温度：
１９０℃

最高温度：約１３２℃

圧 力

最高圧力：
0.41MPa［gage］

最高圧力：
約0.28MPa[gage]※ 原子炉格納容器内でのケーブル周囲温度（約４９℃）に通電による温度上昇と若干の余裕を加えた温度として設定した。

結論
試験条件は、実機環境に基づいて６０年間の運転期間を想定した劣化条件を包絡している。

健全性評価
電気学会推奨案に基づく長期健全性試験による評価を実施した結果、運転開始後 ６０年時点においても絶縁機能を維持できる。

現状保全
定期的に系統機器の動作確認、又は絶縁抵抗測定を行い異常のないことを確認している。

総合評価
現時時点の知見においては、絶縁体の絶縁低下により機器の健全性に影響を与える可能性はない。

高経年化への対応
現状保全項目に高経年化の観点から追加すべきものはない。

19
参考－５（４）－１ コンクリートの強度低下
健全性評価

現状保全

コンクリートの強度について考えられる劣化要因について評価した。
要因評価

熱

○

説明
温度制限値（一般部分６５℃、局部９０℃）以下
・運転開始後６０年後の中性子照射量は強度低下が無いとされている １×1020n/cm2以下

放射線照射

○

・運転開始後６０年後のガンマ線照射量は強度低下が無いとされている２×1010rad 以上の２．３４×1010radであるが２×1010radを超える1次遮へい壁の範囲は深さ方向に最大で８ｃｍ程度であり1次遮へい壁厚さ（300ｃｍ）に比べて小さいことから問題とならない。

中性化
塩分浸透
ｱﾙｶﾘ骨材反応
機械振動
凍結融解

○
○

・運転開始後６０年後の中性化深さは鉄筋が腐食し始める時の深さ以下
・運転開始後６０年後の塩分による鉄筋腐食減量
はかぶりコンクリートにひび割れが発生する時点の鉄筋腐食減量以下－・使用材料は反応性骨材でないことが確認できていることから評価すべき事象ではない○

・原子炉補助建屋（非常用ディーゼル発電機基礎）等の振動を受ける部位には有害なひびわれなし－

・地域的に凍害危険度が極めて低いことから評価すべき事象ではない○定期的にコンクリート、塗膜を目視確認し、必要に応じ塗装の塗り替え等を実施している。
○非破壊検査等を実施することにより健全性を確認している。

総合評価
コンクリート強度は設計基準強度を上回っており、有意な欠陥がないことから保全方法は適切である。

高経年化への対応
コンクリート構造物の強度低下に対しては、現状の保全方法により健全性を確認していく。
コンクリート強度の破壊試験結果（単位： N/mm2 ）原子炉 原子炉 ター
内部
外部
格納
補助 ビン
コンクリー
遮蔽壁
ト
施設基礎 建屋 建屋

取水構造物

設計基準強度

24.5

24.5

24.5

24.5

20.6

23.5

2007-2012年の試験結果

53.0

39.3

42.0

34.1

48.9

41.0

構造物

（４）－２ コンクリートの強度低下

20
参考－６ＡＡ

原子炉補助建屋コア採取箇所
外部遮蔽壁コア採取箇所
内部コンクリートコア採取箇所▽GL

取水構造物 平面図
取水構造物コア採取箇所▽GL

原子炉格納施設基礎コア採取箇所
タービン建屋（タービン架台）コア採取箇所

高浜3号炉 建屋断面図

取水構造物 Ａ-Ａ断面図

コンクリート強度の破壊試験用コア採取箇所

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参考－７

（５） 熱時効
評価対象

健全性評価
運転開始後６０年時点までの疲労き裂進展長さを考慮した評価用き裂を想定しても、材料のJmatとJappの交点においてJmatの傾きがJappの傾きを上回ることから、配管は不安定破壊することはなく、健全性評価上問題とならない。また、ケーシングはフェライト量および応力が配管のそれよりも低いため不安定破壊することはない。

現状保全
定期的に溶接部の超音波探傷検査を実施している。また、ケーシングは目視確認を実施している。

総合評価
現時点の知見においては問題となる可能性はない。また、点検手法は適切である。

高経年化への対応
現状保全項目に追加すべきものはない。

Ｊａｐｐ，Ｊｍａｔ（ＫＪ／ｍ２）

一次冷却材配管および一次冷却材ポンプケーシングを対象としている。

ホットレグ直管の例

dJ mat dJ app>
dada
at J mat = J app

フェライト量 18.0％、応力 約138N/mm2（き裂進展抵抗）（き裂進展力）評価用き裂半長［一次冷却材管］

ホットレグ直管① 直管② エルボ
図中③～⑨は管台等を示す

（６） 耐震安全性評価（概要一覧）

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参考－８

○ 保守的に劣化状態を想定したうえ、耐震安全性評価※を実施した※耐震Ｓクラス設備の評価用地震動は「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針（平成１８年９月１９日）」に基づき策定したＳｓ地震動

経年劣化事象評価結果（例）の概要

摩耗（重機器支持構造物）

ヒンジ摺動部に摩耗を想定して、当該部位における地震時の発生応力を算出し、 許容応力を上回らないことを確認

腐食（配管、熱交換器）

現状保全で管理される厚さまでの減肉を仮定して、当該部位における地震時の発生応力を算出し、許容応力を上回らないことを確認

腐食（基礎ボルト）

基礎ボルトのコンクリート直上のネック部に腐食による断面減少を仮定して、地震時の発生応力を算出し、許容応力を上回らないことを確認

疲労割れ（配管、弁、炉心そう 等）

実過渡回数から算出した運転開始後６０年時点での運転による疲労累積係数と、地震による疲労累積係数の合計が１を上回らないことを確認

応力腐食割れ、高サイクル疲労割れ（配管、熱交換器 等）

保守的なき裂を想定して、当該部位における地震時の発生応力を算出し、き裂安定限界応力を上回らないことを確認

照射誘起型応力腐食割れ(バッフルフォーマボルト）

保守的に、９段設置されているうち２段目～８段目のバッフルフォーマボルト（全体の７/９の本数）が折損したと仮定して、残るバッフルフォーマボルトに生じる地震時の発生応力を算出し、許容値を上回らないことを確認

熱時効（１次冷却材管）

保守的なき裂を想定して、当該部位における地震時のき裂進展力を算出し、熱時効を考慮した材料のき裂進展抵抗値を上回らないことを確認

中性子照射脆化（原子炉支持構造物、炉心そう）

保守的なき裂を想定して、地震時の当該部位における応力拡大係数が、中性子照射をうけた材料の破壊靱性値を上回らないことを確認