（凡例）前回会合からの変更点①：ガイドレビューの結果の反映（記載の適正化・明確化）
補足：資料２－１及び２－５中の表９「別添 A において整理した分類の凡例と考え方」で更新した別添 A 経
年劣化影響分類（有・無①・無②）は未反映のため、次回会合で反映したものを提出します。

資料２－２

プラント長期停止期間中における保全ガイドライン（案）

原子力エネルギー協議会
2020 年●月©Atomic Energy Association 2020

改定履歴
改定年月
2020 年●月●日

版
初版

改定内容

備考

新規制定

©Atomic Energy Association 2020

目次
1.序文 ····································································· - 11.1 目的 ································································ - 11.2 概要 ································································ - 11.3

適用範囲 ···························································· - 2-

1.4

用語の定義 ·························································· - 2-

2.「特別な保全計画」の策定の基本的な考え方 ·································· - 42.1

長期停止期間中における構築物，系統及び機器の使用状態の分類 ··········· - 5-

2.2 保管対策の検討······················································· - 62.3 点検計画の検討······················································· - 82.4

保全計画の実施，有効性評価及び保全計画の見直し ······················ - 10-2.5

特別な保全計画の策定に係る基本フロー ································ - 11-

3. 起動前点検等 ···························································· -124. 留意事項 ································································ -135.（参考）構築物，系統及び機器に対する経年劣化管理について ·················· -145.1 根拠法令等及び規格基準類 ············································· -145.2

事業者における経年劣化管理の活動 ····································· -16-

参考文献 ··································································· -19添付資料
構築物，系統及び機器において長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧 ···· -20-

別添
A プラント運転期間に影響する可能性がある取替困難な構築物，系統及び機器の経年劣化
事象及び保全ポイント
解説「プラント長期停止期間中における保全ガイドライン」の活用例©Atomic Energy Association 2020

1.序文
1.1 目的本ガイドラインの目的は，各事業者が，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。）第 81 条第 1 項第 7 項に従い，長期停止期間中に原子力発電所の構築物，系統及び機器に対する「特別な保全計画」に基づき，長期停止期間中における保全活動を進める上で，特に経年劣化管理の観点から考慮すべき推奨事項を提供することで，事業者によるプラントの継続的な安全性の維持・向上を促すことである。
1.2 概要各事業者は，実用発電用原子炉施設の施設管理にあたっては，法令及び原子炉施設保安規定に定める施設管理計画に基づき，施設を構成する構築物，系統及び機器に想定される
経年劣化事象を踏まえ，各事業者自ら保全活動を実施し，また，保全サイクル毎の施設定期検査において定期事業者検査を実施することにより，技術基準の適合確認を行っており，これらの一連の活動を通じて，プラント運転期間を通じて施設を構成する構築物，系
統及び機器の安全機能の確保を行っている。
保全サイクルに長期停止期間が含まれる場合も，各事業者により，施設管理が行われることになるが，長期停止期間中の経年劣化事象に係る技術的知見に加え，長期停止期間中の各事業者の保全活動の経験（各種不具合等の経験含む）を公知化し，共通的な推奨事項
として国内原子力発電所に展開することは，各事業者の原子力発電所において保全活動に従事する職員が，長期停止期間中の施設管理活動を確実に行い，安全な長期運転を実現していくために意義がある。
本ガイドラインでは，原子力発電所の安全な長期運転に向け，「特別な保全計画」として，各事業者の原子力発電所において保全活動に従事する職員が，法令及び原子炉施設保安規定に定める施設管理計画に基づき，長期停止期間中の構築物，系統及び機器に対する保全方法及び実施時期を定め，必要な保全活動を実施するにあたり，各事業者の保全活動の経験及び経年劣化事象に係る技術的知見を元にした，以下の推奨事項を提供する。
(1)保全活動の決定・実施／有効性評価，起動前点検及び定期事業者検査までの一連の保全活動に関する推奨事項を提供する。（本文）(2)構築物，系統及び機器の使用条件及び環境を踏まえ想定される経年劣化事象を提供する。（[添付資料]）(3)長期停止期間中における経年劣化の進展がプラント運転期間に影響する可能性がある
取替困難な機器・構造物を対象に，長期停止期間中の経年劣化影響と保全ポイントの整理結果を提供する。（別添 A）
なお，本ガイドライン発行後も，長期停止期間中の保全活動を通じて得られた各事業者- 1 ©Atomic Energy Association 2020

の経験を適宜ガイドラインに反映することで，最新知見の水平展開を図るものとする。
1.3 適用範囲
原子力発電所において保全活動に従事する職員が，法令及び原子炉施設保安規定に定める施設管理計画に基づき，原子力発電所の構築物，系統及び機器※に対して実施する，長期停止期間中の特別な保全計画の策定，保全の実施，保全の結果の確認・評価，不適合管理，
是正処置及び未然防止処置並びに保全の有効性評価（以下「保全活動」という。図 1.3-1 参照）のプロセスに適用する。
※：日本電気協会「原子力発電所の保守管理規程」(JEAC4209)に定める保全対象範囲

図 1.3-1

本ガイドラインの適用範囲（保全活動）について- 2 ©Atomic Energy Association 2020

1.4 用語の定義
・特別な保全計画
実用炉規則の規定を受けて，原子炉の運転を相当期間停止する場合，その他原子炉施設がその施設管理を行う観点から特別な状態にある場合において策定する保全計画。
・長期停止期間
プラントの運転をおおむね１年以上停止する場合には，実用炉規則の規定に基づく「特別な保全計画」を策定し，実施する必要があることから，停止期間がおおむね１年以上となる場合を長期停止期間と定義する。
・通常保全サイクル
原子炉の運転を相当期間停止しない保全サイクルを，「特別な保全計画」が含まれる保全サイクルと識別するため，本ガイドラインにおいては，原子炉の運転を相当期間停止
しない保全サイクルを「通常保全サイクル」と呼称する。
なお，特に定めのない限り，本ガイドラインで使用する保全活動に係る用語の定義は，JEAC4209 に従うものとする。
（本頁以下余白）- 3 ©Atomic Energy Association 2020

2.「特別な保全計画」の策定の基本的な考え方
長期停止期間中は，通常保全サイクルにおける運転状態と比較して，構築物，系統及び機器の使用条件・環境が異なる。このため，各事業者は「特別な保全計画」を策定し，使用条
件・環境に応じて，点検や保管対策を行う。また，再稼働時には，必要に応じ起動前点検を行い，構築物，系統及び機器の機能を確保する。
本ガイドラインでは，これらの各事業者の保全活動を踏まえ，長期停止期間中における保全活動に対する基本的な考え方（推奨事項）を定める。
【基本的な考え方（推奨事項）】(1) 構築物，系統及び機器に対する保全方式（保管対策，点検）は使用条件・環境に応じて適切に選定すること。（2.1 節参照）
(2) 長期停止期間中における経年劣化事象を想定するにあたっては，通常保全サイクルとの使用条件・環境の違いに留意すること。
（[添付資料]を参考にすることができる。
）（2.2～2.3 節参照）(3) 再稼働後の確実な長期運転のため，長期停止期間中において想定される経年劣化事象及び保全に関する技術知見を踏まえた保全活動を実施すること。（別添 A を参考にすることができる。
）（4 章参照）(4) 長期停止期間中の保全活動の有効性は定期的に評価すること。（2.4 節参照）
(5) 再稼働時には，必要に応じ起動前点検等を実施することで機能を確保した上で，必要な定期事業者検査を実施し，機能確認を行うこと。（3 章参照）

- 4 ©Atomic Energy Association 2020

2.1

長期停止期間中における構築物，系統及び機器の使用状態の分類

保全方式の検討にあたり，長期停止期間中における構築物，系統及び機器の使用状態を分類する【解説１】。分類結果を元に，長期停止期間中に使用しない機器は，2.2 節で保管対策を検討し，長期停止期間中に使用する機器は，2.3 節で点検計画を検討する。

【解説１】構築物，系統及び機器の使用状態の分類
構築物，系統及び機器は，その使用状態次第で，想定される経年劣化やその進展が異なる
ため，本プロセスでは，長期停止期間中の構築物，系統及び機器の使用状態を分類する。以下に該当する構築物，系統及び機器を「長期停止期間中に使用する」と分類する。なお，本プロセスを参考に，各事業者において実際に構築物，系統及び機器の使用状態の分類を行う
にあたっては，それぞれの運用実態等を踏まえ，機器単位でなく系統単位で分類することもできる。
「長期停止期間中に使用する」に該当する構築物，系統及び機器
ａ．原子炉施設保安規定の「運転上の制限」において待機要求がある系統及び機器（当該系だけでなく直接関連系や間接関連系を含む）
例：非常用ディーゼル発電機，海水系，重大事故等対処設備の一部
ｂ．原子力発電所の運営上，長期停止期間中に使用する必要がある系統及び機器※
例：現場環境維持を目的として使用する機器（換気空調等），プラント状態や放射線監視を目的として使用する機器（エリア／プロセスモニタ），ユーティリテ
ィ関連設備（電源，計器用／雑用空気，補助蒸気，水等），廃棄物処理設備，原災法に基づくエリアモニタ

等※：保管対策（2.2 節参照）に伴い使用する系統及び機器を除く。
ｃ．ａ．ｂ．に関係する土木建築設備
ｄ．その他（例：クレーン等安全規則，高圧ガス保安法等の一般法令に基づき健全性維持が必要な機器等）
例：ポーラクレーン（本頁以下余白）- 5 ©Atomic Energy Association 2020

2.2 保管対策の検討
2.1 節で「使用しない」と分類した構築物，系統及び機器について，長期停止期間中に想定される経年劣化事象，国内外の運転経験【解説２】等を踏まえ，劣化進展を抑制する必要がある場合は，保管対策対象の構築物，系統及び機器並びに保管対策を検討する【解説３】。
長期停止期間中において想定される経年劣化事象に関する技術ベースは，添付資料①を参考にすることができる。

【解説２】国内外運転経験
運転経験については，別途確立されている事業者大のしくみ（NUCIA，ATENA-WG（故障トラブル情報検討会），一般社団法人 原子力安全推進協会（以下「JANSI」という。
）の運転情報検討会，国内事業者で共有している是正処置プログラム（CAP）のデータベース情報等）
を通じて情報収集の上，保全活動に取り込む必要があれば反映する。

【解説３】保管対策の検討
2.1 節で「使用しない」と分類した構築物，系統及び機器についても，施設の維持のため，各事業者が定めるマニュアル等に従い，必要に応じて巡視点検等を行うことが前提となる。
その上で，以下の考え方で，「劣化影響等を踏まえ保管対策が必要」に該当する構築物，系
統及び機器の検討並びに保管対策の検討を行う。
「劣化影響等を踏まえ保管対策が必要」に該当する構築物，系統及び機器及び保管対策
各事業者は，以下の情報を踏まえ，「劣化影響等を踏まえ保管対策が必要」に該当する
構築物，系統及び機器を特定し，保管対策を検討する。
(1) 各事業者における保管対策の採用事例1(2) プラントメーカーからの各種提案(3) 海外知見2(4) その他
保全重要度等の観点から，各事業者において特に保管対策の必要がないと判断できるものについては，保管対策対象外とし，別途，必要に応じて起動前点検等を計画する（3 章参照）ことで機能を確保する。
1

各事業者の採用事例は，個別事業者へ確認した情報に加え，一般社団法人

原子力安全推進協会「長期停止期間中の設備保管に関する事例集」を参考にすることができる。
2

一例として，「EPRI(Electric Power Research Institute)「Sourcebook for Plant

Layup and Equipment Preservation, Revision 1 (Japanese Translation)」，2014 年 5月」が挙げられる。

- 6 ©Atomic Energy Association 2020

また，各事業者は，保管対策対象の構築物，系統及び機器及び保管対策について，以下の経年劣化事象に関する知見を参考にレビューする。
(1) 長期停止期間中に想定される経年劣化事象（添付資料①）
本ガイドラインにおいては，添付資料①に，構築物，系統及び機器が保管状態（使用しない状態）にあることを前提とした場合に想定される経年劣化事象の知見を提供しており，各事業者はこの知見を参考にすることができる。
(2) 国内外の運転経験
国内外運転経験については，本ガイドラインの制改訂の都度，添付資料①に適宜反映しているが，新たな運転経験の考慮の必要性を確認するため，【解説２】を踏まえ，適宜必要な情報を収集し，検討に取り入れる。
（本頁以下余白）- 7 ©Atomic Energy Association 2020

2.3 点検計画の検討
2.3.1

使用する構築物，系統及び機器に対する点検計画の検討

2.1 節で「使用する」と分類した構築物，系統及び機器及び 2.2 節で保管対策対象とした構築物，系統及び機器を対象に，長期停止期間中に想定される経年劣化事象，国内外の運転経験【解説２】等を踏まえ，必要な点検対象を選定し，点検計画を検討する【解説４】。
長期停止期間中において想定される経年劣化事象に関する技術ベースは，PLM 学会標準又は添付資料①～③を参考にすることができる。
2.3.2

保管対策対象の構築物，系統及び機器に対する点検計画の検討

2.2 節で保管対策対象とした構築物，系統及び機器のうち，保管対策に伴い，機器等を運転・通電等する場合は，2.1 節で「使用する」と分類した構築物，系統及び機器と同じく，
2.3.1 項に従い，点検計画を検討する【解説４】。

【解説４】点検対象の検討
各事業者は，通常保全サイクルにおいて，構築物，系統及び機器別に経年劣化事象と保全
項目をまとめた「劣化メカニズム整理表」を参考に，想定される経年劣化事象を踏まえ，機能達成のために必要な点検計画を検討しており，長期停止期間中においても，点検計画の検討の考え方は変わらない。
点検計画の検討にあたっては，以下を参考に，「劣化影響等を踏まえ点検が必要」に該当する，点検対象の構築物，系統及び機器を検討する。
「劣化影響等を踏まえ点検が必要」に該当する構築物，系統及び機器各事業者は，以下の情報を踏まえ，「劣化影響等を踏まえ点検が必要」に該当する構築物，系統及び機器を特定し，点検計画を検討する。
(1) 長期停止期間中に想定される経年劣化事象の考慮(1)-1 共通事項
(1)-2 で述べる場合を除き，経年劣化事象に関する知見は，通常保全サイクルと同
じく， PLM 学会標準附属書 E「経年劣化事象一覧表」を適宜参考とすることができる。
(1)-2 使用条件の考慮(1)-2-1 機械・電気・計装設備
・通常保全サイクルと比べて使用条件が異なる系統及び機器は，通常保全サイクルよ
りも劣化の進展程度が大きくなる可能性がある。
例：運転頻度が高い系統，長期にわたる絞り運用を実施する流量調整弁等
本ガイドラインにおいては，添付資料②に，使用条件の違いにより影響を受ける経年劣化事象を提供しており，各事業者はこの知見を参考にすることができる。

- 8 ©Atomic Energy Association 2020

・一方，使用頻度が小さい系統及び機器，または待機しているが長期停止期間中に運転を行っていない系統及び機器は，劣化進展が緩やかになる経年劣化事象がある一方で，使用しない状態において想定される経年劣化事象が進展する場合もある（例：
固着，腐食（滞留水による腐食等））。このような機器は，添付資料①を参考に，保全重要度等も踏まえ，点検周期等を個別に検討する。
(1)-2-2 コンクリート構造物・鉄骨構造物
・本ガイドラインにおいては，添付資料③に，コンクリート構造物・鉄骨構造物を対象に，長期停止期間中に想定される経年劣化事象の一覧を提供しており，各事業者
はこの知見を参考にすることができる。
(2) 運転経験の考慮
国内外運転経験については，本ガイドラインの制改訂の都度，添付資料①～③に適宜反映しているが，新たな運転経験の考慮の必要性を確認するため，【解説２】を踏まえ，適宜必要な情報を収集し，検討に取り入れる。
(3) 再稼働準備の考慮
再稼働準備のために待機状態としておく必要があるとして抽出したものや，長期停止期間中又は再稼働準備のために実施したウォークダウン等の結果，再稼働にあたり速やかに機能を確保しておく必要があると判断されたものは，適宜点検対象に織り込む。
(4) その他
起動前点検等（3 章参照）により機能確保を行う選択肢もあることから，長期停止
期間中の保全方式や点検周期については，劣化影響や保全重要度等を考慮し，事業者の判断で選択することができる。
（本頁以下余白）- 9 ©Atomic Energy Association 2020

2.4

保全計画の実施，有効性評価及び保全計画の見直し

通常保全サイクルと同じく，JEAC4209 を踏まえ，保全活動を実施し，保全活動から得られた情報等から，保全の有効性を評価し，保全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【解説５】につなげる。
なお，特別な保全計画下においては，保全の有効性評価は，長期停止期間中，通常保全サ
イクルにおける施設定期検査とは別に，追加的に定期的な頻度で実施する点検（以下「追加点検」という。）の終了毎に実施する。

【解説５】保全活動の継続的な改善
通常保全サイクルと同じく，JEAC4209 を踏まえ，各事業者が定めた社内マニュアル等に基づき，保全の有効性評価を行うとともに，個別機器等レベルでも保全活動の結果の確認・評価を適宜行い，その結果を踏まえ，保管対策（2.2 節参照）及び点検計画（2.3 節参照）の改善を図る。
以下に，長期停止期間中の保全活動の継続的な改善にあたり有効に機能することが期待できる保全活動の確認・評価の例を参考として示す。
(a) サーベイランス（水質の確認等）
保管対策を維持するにあたり，劣化進展の抑制等の観点から，測定パラメータや定期試験等を定めている場合は，当該作業を実施し，作業内容を踏まえ改善事項※がある場合は適宜保全活動に反映する。
※：例えば，満水保管を採用している機器において，定期的に注入薬品（ヒドラジン等）の濃度の確認や N2 封入状況を確認している場合で，想定以上の濃度低下や N2 圧力低下が見られる場合は，薬品注入（追加）や N2 加圧等の作業および確認頻度の見直しが考えられる。
(b) サンプル点検
当初の見込みよりも停止期間が長期化する場合等においては，必要に応じ，保管中の構築物，系統及び機器の劣化状況を把握し，現状の保管対策の状況確認のため，以下のような情報を元に，サンプル点検として，開放点検や動作確認等を計画し，点検計画に適宜反映する。また，点検結果を踏まえ，追加で必要があると判断されるものがあれば，保管対策の見直しや起動前点検計画を適宜検討する。
・他サイトや他事業者における劣化進展の情報（運転経験）
・他事業者において採用している保管対策との差異
・プラントメーカーからの推奨事項
・JANSI によるピアレビュー結果（要改善事項）（本頁以下余白）- 10 ©Atomic Energy Association 2020

2.5

特別な保全計画の策定に係る基本フロー

2.1～2.4 節までに述べた長期停止期間中における保全活動の流れについて，基本フローとして図 2.5-1 に示す。

全ての機器、構造物
2.1 長期停止期間中における構築物、系統及び機器の使用状態の分類

2.1 長期停止期間中
に使用する

No

2.2 保管対策の検討

Yes

2.2 劣化影響等を踏まえ保管対策が必要

No

Yes

保管対策
2.3.1 使用する構築物、系統及び機器に対する点検計画の検討

2.3 劣化影響等を踏まえ点検が必要

2.3.2 保管対策対象の構築物、系統及び機器に対する点検計画の検討

No

Yes

別途、起動前点検
等を計画

点検「特別な保全計画」の策定
不適合処置、是正処置
及び未然防止処置

保全の実施

保全の結果の確認・評価

2.4 保全計画の実施、有効性評価
及び保全計画の見直し

保全の有効性評価

図 2.5-1 「特別な保全計画」策定に係る基本フロー（本頁以下余白）- 11 ©Atomic Energy Association 2020

3. 起動前点検等
長期停止期間を経て再稼働するにあたり，長期停止期間中に保管対策や点検の実施状況を踏まえ，必要に応じて，機器等の取替や起動前点検【解説６】を行い，機能検査・性能検査等を実施することで，構築物，系統及び機器の機能を確保する。また,当該保全サイクルにおいて定期事業者検査を計画している場合は，これを実施することで機能確認を行う。

【解説６】起動前点検
上述の機能確保を確実に行うための自主活動として起動前点検を実施する場合，以下を参考に点検対象を検討する。
ａ．長期停止期間中に保管対策／追加点検の対象外としていた構築物，系統及び機器（例）
・ 系統単位の通水確認・ 固着等が懸念される機器に対する作動確認
・ 油内包機器に対する各種手入れ
・ 計器類の健全性確認等

ｂ．その他各事業者において必要と判断した構築物，系統及び機器（例）
・ 保管対策の状況やプラントメーカーからの推奨事項等を踏まえ，別途確認が必要と判断されたもの（例：2 次系系統のクリーンアップ（PWR））
・

ウォークダウン結果を踏まえ，追加的に点検や機能確認が必要と判断されたもの（本頁以下余白）- 12 ©Atomic Energy Association 2020

4. 留意事項
長期停止期間中の経年劣化がプラント運転期間に影響を及ぼさないよう保全活動を行う
ことを確実にするため，別添 A「プラント運転期間に影響する可能性がある取替困難な構築物，系統及び機器の経年劣化事象及び保全ポイント」では，長期停止期間中における経年劣化の進展がプラント運転期間に影響する可能性がある取替困難な機器・構造物を対象に，長期停止期間中の経年劣化影響と保全ポイントの整理結果を提供する。
（本頁以下余白）- 13 ©Atomic Energy Association 2020

5.（参考）構築物，系統及び機器に対する経年劣化管理について
本章は，各事業者が行っている，長期停止期間中における構築物，系統及び機器に対する経年劣化管理の全体像及び本ガイドラインとの関係について述べる。
5.1 根拠法令等及び規格基準類【法令要求等】◎実用炉規則第 81 条１項７号「発電用原子炉の運転を相当期間停止する場合その他発電用原子炉施設がその施設管理を行う観点から特別な状態にある場合においては，当該発電用原子炉施設の状態に応じて，前各号に掲げる措置について特別な措置を講ずること。」◎実用炉規則第 82 条
「発電用原子炉設置者は，運転を開始した日以後三十年を経過していない発電用原子炉に係る発電用原子炉施設について，発電用原子炉の運転を開始した日以後三十年を経過する日までに，原子力規制委員会が定める発電用原子炉施設の安全を確保する上で重要な機器及び構造物（以下「安全上重要な機器等」という。）並びに次に掲げる機器及び構造物の経年劣化に関する技術的な評価を行い，この評価の結果に基づき，十年間に実施すべき当該発電用原子炉施設についての施設管理に関する方針を策定しなけ
ればならない。」◎原子力事業者等における使用前事業者検査，定期事業者検査，保安のための措置等に係る運用ガイド（以下「保安措置ガイド」という。）3「発電用原子炉の運転を相当期間停止する場合その他プラントがその施設管理を行う観点から特別な状態にある場合においては，特別な保全計画等を定め，実施する必要がある。
相当期間とは，おおむね１年以上とする。特別な状態にある場合とは，比較的広範な機器に対し追加的な点検等を実施する必要がある場合や，設備全般に対する長期保管対策を実施する場合等とする。」◎実用炉規則及び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（以下「PLM 実
施ガイド」という。）
PLM 実施ガイドは，法令に基づく高経年化技術評価の実施及び長期施設管理方針の3

2020 年 4 月以前は，「発電用原子炉施設の使用前検査，施設定期検査及び定期事業者検査に係る実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則のガイド」（以下「定検申請ガイ
ド」に基づく。

- 14 ©Atomic Energy Association 2020策定等，原子炉施設保安規定の認可やこれらに関する手続きが規定されている。
高経年化技術評価については，発電用原子炉の運転を断続的に行うことを前提としたもの及び冷温停止状態が維持されることを前提としたものの各々について行うことが要求事項となっており，大規模地震等による影響により長期停止することが明らかな場合等は冷温停止状態が維持されることを前提としたもののみ行うことができる（評価条件の詳細は，PLM 実施ガイド参照）。
高経年化技術評価について，冷温停止状態が維持されることを前提としたもののみ
評価した場合は，再稼働時には，長期停止期間中のプラントの状況を踏まえ，その後の断続的な運転継続を考慮した評価に速やかに見直すこととなっている。
【規格基準類】◎日本電気協会「原子力発電所の保守管理規程」(JEAC4209)
法令に基づく構築物，系統及び機器の施設管理活動に関する事業者の具体的な活動
は，JEAC4209 を踏まえ実施している。
また，長期停止期間中の保全に関しては，JEAC4209 の MC-11-3「特別な保全計画の策定」において，地震，事故等により長期停止を伴った保全を実施する場合等に，その方法及び実施時期を定めた計画を定めることが規定されるとともに，点検を行う場
合は，構築物，系統及び機器が，所定の機能を発揮する状態にあることを確認・評価するために，必要な点検項目等を定めることが規定されている。
◎日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準」（以下「PLM 学会標準」という。）
長期停止期間中における経年劣化管理及び高経年化技術評価に関する法令及びガイドの具体的な履行事項については，PLM 学会標準に基づき実施している。
事業者は，高経年化技術評価にあたっては，PLM 実施ガイド及び PLM 学会標準等に基づき，冷温停止状態において機能要求がある構築物，系統及び機器を対象に，評価
対象期間中における冷温停止状態でのプラントの健全性が維持されることを確認している。
また，PLM 学会標準の附属書は，構築物，系統及び機器の経年劣化メカニズムを提供しており，事業者は，長期停止期間中における特別な保全計画の策定にあたり，当該内容を参考に保全計画を検討している。

- 15 ©Atomic Energy Association 2020

5.2 事業者における経年劣化管理の活動(1) 通常保全サイクル
実用発電用原子炉の構築物，系統及び機器の健全性の維持は，実用炉規則及び JEAC4209を踏まえ，原子炉施設保安規定に施設管理の実施方針を定めるとともに，構築物，系統及び機器に想定される経年劣化事象を元に保全活動を検討し，保全計画として定め，保全計画に基づく活動の実施，有効性評価，見直しの PDCA サイクルを回し，構築物，系統及び機器に関する経年劣化管理を行うことにより担保される。
また，研究知見やトラブル情報の最新知見の反映を適宜行うとともに，技術的な評価手法の精度向上についても継続して取り組むことで，最新知見を考慮した評価に適宜更新している。
通常保全サイクルにおける経年劣化管理の全体像を，図 5.2-1 に示す。

経年劣化管理（概要） 保全計画の策定

 保全の実施

 保全計画の⾒直し 保全の有効性評価

以下の観点から、保全計画が適切だ
ったかどうかを評価。

図 5.2-1



保全の実施結果



⾼経年化に伴う技術評価結果

他プラントを含めた運転経験



科学的知⾒

通常保全サイクルにおける経年劣化管理の全体像

また，運転期間が 30 年を経過する実用発電用原子炉については，実用炉規則に基づき．
高経年化技術評価として，PLM 実施ガイド及び PLM 学会標準に従い，最新知見を踏まえ長期
運転の劣化を想定した技術評価を実施し，評価期間における構築物，系統及び機器の健全性を評価している。
また，技術評価の結果，追加保全策が抽出された場合は，長期施設管理方針を策定し，施設管理活動に反映している。
以上のような制度を活用することを通じ，保全を前提とした，運転期間にわたる構築物，
系統及び機器の健全性の維持を行っている。
高経年化技術評価と施設管理活動との関係を図 5.2-2 に示す。

- 16 ©Atomic Energy Association 2020

（本頁以下余白）

図 5.2-2 高経年化技術評価と施設管理活動との関係(2)長期停止期間を含む保全サイクル
5.1 節で述べた法令，ガイド類及び規格基準類に基づき，以下の活動が行われる。
【施設管理活動（特別な保全計画）】
長期停止期間がおおむね１年以上にわたり，通常保全サイクルと異なる「特別な状態」にある場合は，当該長期停止期間に想定される経年劣化事象を踏まえた保全活動を検討の上，1.に掲げる法令等要求（実用炉規則及び保安措置ガイド）に基づき，特別な保全計画を定める。4
特別な保全計画に基づき，機能要求がある構築物，系統及び機器等の追加点検が必要な場
合は，各事業者において追加点検計画を定め，点検を実施する。
再稼働のため「特別な状態」から通常の状態に復帰する場合は，必要な保全を行う。具体
的には，稼働以降の運転期間を考慮の上，構築物，系統及び機器に対し，必要に応じ起動前
点検により機能確保するとともに，定期事業者検査を通じて，構築物，系統及び機器の機能確認を行う。
【高経年化技術評価】

42020 年 4 月の原子力規制検査の施行後は，保安措置ガイドに基づき，定期事業者検査報告書の一部として原子力規制委員会へ提出することにより確認を受ける。

- 17 ©Atomic Energy Association 2020

運転期間が 30 年を経過する実用発電用原子炉において実施する高経年化技術評価について，長期停止期間が継続する場合等は，PLM 実施ガイドに従い，「冷温停止状態が維持されることを前提としたもの」として，冷温停止状態において機能要求がある構築物，系統及び機器を対象に実施し，評価対象期間中における冷温停止状態でのプラントの健全性が維持されることを評価する必要がある。また，5.2(1)と同じく，評価の結果，追加保全策が抽出された場合は，長期施設管理方針を策定し，施設管理活動に反映する。

（本頁以下余白）- 18 ©Atomic Energy Association 2020

参考文献
[1]

北海道電力株式会社ほか原子力発電事業者 11 社
「原子力発電所の運転期間と構築物，系統及び機器の経年劣化影響に関する
技術レポート」（2018 年 11 月第１回改訂）[2]

Materials Reliability Program: Electric Power Research Institute (EPRI) Review of
the Japanese Nuclear Operators’ (JNOs’) Aging Management Plan for Prolonged
Shutdown Periods (MRP-435): EPRI, Palo Alto, CA: 2018. 3002014336.

[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（AESJ-SC-P005:2015）」[4]

日本電気協会「原子力発電所の保守管理規程」(JEAC4209)- 19 ©Atomic Energy Association 2020

添付資料
構築物，系統及び機器において長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧

本資料では，2.2 節及び 2.3 節で示した保管対策及び点検計画の検討にあたり参考とできる，長期停止期間中において想定される経年劣化事象に関する技術ベースを提供する。
添付資料①

長期停止期間中の保管機器に想定される経年劣化事象一覧表（機械／電気・計装に係る機械／電気編）
機械／電気・計装に係る機械／電気に関し，第 3 章（保管対策）の検討に際し活用可能な情報として，長期停止期間中において「保管状態（使用しない状態）」にある場合に想定される経年劣化事象の整理表を示す。
【添付資料①の構成】
経年劣化事象一覧表の左の「日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書 E」側には，PLM 学会標準の附属書 E に示されている
経年劣化事象のスクリーニング結果（PLM 学会標準からの転載），右側には，本ガイドラ
インで整理した，長期停止期間中に「保管状態」にある場合の経年劣化事象及び当該事象が想定される設備の例※を示す。
※：PLM 学会標準の附属書 A の経年劣化メカニズムまとめ表リストを参考に，当該劣化事象が想定される設備を抽出した結果を例示している。
添付資料②

長期停止期間中に使用される機器に想定される経年劣化事象の例（使用条件の違いによるもの）
機械／電気・計装に係る機械／電気に関し，第 4 章（点検）の検討に際し活用可能な情報として，長期停止期間中で想定される使用条件の違いにより，通常保全サイクルよりも劣化の進展程度が大きい可能性のある経年劣化事象の例を示す。
添付資料③

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（コンクリート・鉄骨編）

コンクリート・鉄骨に関し，第４章（点検）の検討に際し活用可能な情報として，長期停止期間中のコンクリート・鉄骨構造物に想定される経年劣化事象の整理表を示す。
（添付資料の構成は，①と同じ）- 20 ©Atomic Energy Association 2020

-21-

全面腐食 局部電池作用によって表面一様に錆が発生する腐食

× 腐食

○

大気環境及び水質管理されている環境（炉水，給復水，冷却水等）では，不動態皮膜が形成されているため有意な全面腐食が生じないことが確認されており想定不要
水質管理されていない環境にある部位については想定要
海水環境や屋外環境等の腐食性雰囲
気環境にある部位について想定要（IGALL(2013)）

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 腐食性の環境にさらされる部位でﾆｯｹﾙ基 問題となることが考えられる。
腐食性の強い環境及び温度が高い
合金
場合に加速される。

○○

構造上摩擦や滑りが考えられる部位について想定要部材の面圧及び相対すべりの大きさが支配的となり，微小な間隙を有し，一方の部位が流体等によって振動を励起される部位等で問題となることが考えられる。

○○

高温や腐食性雰囲気にさらされる
滑り部で問題となることが考えられる。

構造上摩擦や滑りが考えられる部位について想定要

○

○ 摩耗

経年劣
化事象
要否 の分類○

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない

腐食

腐食摩耗 化学反応又は電気化学反応
によってできた反応生成物
が摩擦によって除去される。これを繰返して生じる摩耗
疲労摩耗 接触する個体間に微小な振動等によって繰返し応力を受けた疲労破壊によって生じる表面の摩耗

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E第１段階スクリーニング
第２段階スクリーニング
軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
考慮すべき
損傷 経年劣化事象
事象
主要定
義
想定要否の検討
発生部位と要因
詳細
否の材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由
減肉 摩耗 ｱﾌﾞﾚｯｼﾌﾞ 摩擦面の一方が硬い物体でｽﾃﾝﾚｽ鋼 異物混入した際の回転機器のシー 構造上摩擦や滑りが考えられる部位○
ﾆｯｹﾙ基 ル部等で問題となることが考えら について想定要摩耗ある場合や摩擦面間に硬い合金れる。材料の組み合わせ，異物混
異物が介在した場合に生じ炭素鋼 入等が影響する。
る微小な切削作用によって
低合金
生じる摩耗
鋼
凝着摩耗 滑り部，摩擦面の実接触部○
進行の程度は材料の組み合わせ， 構造上摩擦や滑りが考えられる部位
銅合金
について想定要における微視的な凝着に起雰囲気，荷重，速度等で異なる因する摩耗が，回転機器の軸受部や弁シート フランジとボルトの接触部等，保全部等の滑り部が対象となる。PWR に伴い発生することも考慮して要否の炉内構造物等の流体振動による 判断をすること。（IGALL(2013)）
摩擦面も対象となる。

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械編）

理由－想定される設備の例

機械編（1／18）

なお，原子炉圧力容器を 【事例（国内）】
乾燥保管した場合，大気 別表参照
中窒素の放射線分解により硝酸が生成され，残存している僅かな溜まり水の硝酸イオン濃度が高くなることで，腐食が発生する可能性があるため留意が必要。

○ 適切な水質管理を実施し 海水系統設備（ポンプ，容ていれば想定不要。
器，弁等）
海水環境や屋外環境等腐食性雰囲気環境にある場
合は，耐食性に優れた材料の使用や塗装等により劣化を抑制することができる
が，想定は必要。

× 保管状態では，摩擦，滑りは発生しない。

要否

長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定される経年劣化事象

ATENAガイド
停止中スクリーニング

添付資料①

-22-

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E第１段階スクリーニング
第２段階スクリーニング
軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
考慮すべき
損傷 経年劣化事象
事象
主要発生部位と要因
想定要否の検討
定
義
詳細
否の
材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由
減肉 腐食 全面腐食 局部電池作用によって表面○炭素鋼 腐食性の環境にさらされる部位で 防錆剤の注入された環境以外の環境
一様に錆が発生する腐食
低合金 問題となることが考えられる。
にある部位について想定要鋼
腐食性の強い環境及び温度が高い 防錆剤の注入された環境（冷却水系
銅合金 場合に加速される。
統設備）では有意な腐食が生じない
ことが確認されているが想定要長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械編）○ 腐食

想定される設備の例管理された水質による満水 ポンプ，容器，配管，弁等
保管，乾燥保管，空調運転の継続、塗装等による防食措置等により，劣化を抑制することができるが，想定は必要。

理由

長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定される経年劣化事象

機械編（2／18）

また，保温材が取り付けら 【事例（国内）】
れた屋外配管について保温材が取り付けられた脱は，雨水の侵入に伴う外面 気器空気抜き管（屋外）の腐食を考慮する必要があ 外装板の隙間より雨水が浸る。保温材の取り付け状態 入し，長期間湿潤環境との確認等により劣化を防止 なったことにより，配管外面することができるが，想定は からの腐食が進展し貫通必要。
（NUCIA通番12794）

なお，以下の場合は留意 【事例（海外）】が必要：
Browns Ferry-1の長期停・湿式保管で水質管理でき 止期間中における残留熱
ない場合
除去給水(RHRSW)系統及・乾式保管で乾燥状態を び原水冷却水(RCW)系統
維持できない場合（排水の 配管の腐食不備で残留水が懸念され （排水して保管していた配る場合等）
管内部に原水が残留して・結露が生じやすい環境に いたことに起因するもの）① なる場合（内部ヒーターを【事例（国内）】
停止する場合等）
別表を参照

要否
○

経年劣
化事象
要否 の分類ATENAガイド
停止中スクリーニング

添付資料①

-23-

ほう酸腐 水に添加しているほう酸が食
濃縮して水が酸性になって
生じる腐食

○

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない

減肉 腐食

炭素鋼

金属が溶けたような腐食形態となる特徴があり，発生箇所はほう酸が濃縮される箇所に限られる。
（IGALL(2013)）

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 腐食性のある水質環境に置かれたﾆｯｹﾙ基 隙間形状を有する材料に生じる腐合金
食形態であり，水質（導電率，塩
炭素鋼 素イオン，溶存酸素等）および隙
低合金 間形状（隙間幅，隙間深さ等）等
鋼
によって加速される。
銅合金

隙間腐食 材料表面の異物付着または構造上の隙間部分に生じる
酸素濃度濃淡電池作用ある
いは金属イオン濃度による濃度差電池作用による腐食○

た不動態金属の自由表面上に凹み状の金属溶解箇所が拡大していく
腐食形態であり，水質（塩素イオ
ン濃度，溶存酸素濃度），温度等によって加速される。

によって生じる局部的腐食

フランジ部等から内部流体（ほう酸水）の漏えいが認められた場合等については想定要。

海水環境や屋外環境等の腐食性雰囲
気環境にあり，隙間形状を有する部
位について想定要（IGALL(2013)）。

気環境にある部位について想定要（IGALL(2013)）

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E第１段階スクリーニング
第２段階スクリーニング
軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
考慮すべき
損傷 経年劣化事象
事象
主要発生部位と要因
想定要否の検討
定
義
詳細
否の
材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由ｽﾃﾝﾚｽ鋼 腐食性雰囲気環境に置かれてい減肉 腐食 異種金属 腐食電位が大きく異なる２○
屋外環境及び海水環境等の腐食性雰
ﾆｯｹﾙ基 る，異種金属の電気的な接触のあ 囲気にあり，異種金属の電気的接触
接触腐食 種類の金属が電解質中で電合金
気的に接触されている時，る部位で問題となることが考えら が考えられる部位については想定要
炭素鋼 れる。
腐食電位の違いによって生
低合金 腐食電位差，導電率，温度等にじる腐食鋼
よって加速される。
銅合金 通常塩化物を含む水環境に置かれ 海水環境や屋外環境等の腐食性雰囲
孔食
材料表面の不動態膜の破壊○

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械編）

○ 腐食

○

○

○ 腐食

経年劣
化事象
要否 の分類理由想定される設備の例

なお、BWRにおいてほう酸を使用している系統はSLC
系統のみであり，SLCタンク
はステンレス鋼製で耐食性に優れ，腐食は生じにくい
ことから，劣化の想定は不要。

機械編（3／18）○ 保管環境においては，内 ほう酸水を内包する系統の部流体の温度，圧力が低 設備（ポンプ，熱交換器，いことから通常時に比べて 弁等のフランジボルト（炭素漏えいする可能性は小さ 鋼または低合金鋼製））
く，また，フランジ部等の締め付け管理を適切に行うことで漏えいを防止可能であるが，巡視点検時等において内部流体（ほう酸水）の漏えいが認められた場合は想定が必要。（PWRのみ）

なお，湿式保管で水質管 滞留した状態で保管してい理できない場合や，乾式 る系統や乾式保管で乾燥
保管で乾燥状態を維持で 状態を維持できない系統のきない場合（排水の不備で 隙間部。
残留水が懸念される場合
等）については留意が必要。

○ 保管状態であっても，屋外 海水系統設備（ポンプ，弁環境，海水環境等の腐食 等）。
性雰囲気環境にある機器については想定要。

要否

長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定される経年劣化事象

ATENAガイド
停止中スクリーニング

添付資料①

-24-

キャビテーションの発生が想定される部位（ポンプ羽根車，高差圧減圧装置下流部）について想定要ｽﾃﾝﾚｽ鋼 ポンプの羽根車等で流体と機械構
ﾆｯｹﾙ基 成部分との相対速度が大きくなって，その場所の静圧が下がり液の合金
炭素鋼 蒸気圧程度になるとき，そこに生
低合金 じる局部的な沸騰によって液の蒸
気で満たされた小さな気泡が発生
鋼
銅合金 し，下流の静圧の比較的高い場所
で急激に消滅して生じる大きな衝
撃圧で材料が損傷を受ける事象であり，流速，材質（硬さ）等によって加速される。

○

ｷｬﾋﾞﾃｰｼｮ 流速の差がある条件下におﾝ
いて，高速部で発生したｷｬﾋﾞﾃｰｼｮﾝの崩壊によって生じる浸食

比較的高速の液流れに接する材料に生じる局部腐食であり金属に耐食性を与えている酸化皮膜が機械的力によって剥がれて，下地金属が直接に腐食性環境にさらされるためと考えられ，流速，水質，温度，酸素濃度等によって加速され
る。

炭素鋼
銅合金

ｽﾃﾝﾚｽ鋼は，低温（300℃以下）で低流速（10数m／s以下）の環境の部位であれば有意なFAC／エロージョ
ン・コロージョンが起こらないので想定不要
ニッケル基合金はステンレス鋼に比べて耐FAC性／耐エロージョン・コ
ロージョン性が優れていることから同様の環境の部位であれば想定不要
低合金鋼は耐FAC性／耐エロージョ
ン・コロージョン性に優れているた
め想定不要
①炭素鋼
日本機械学会発電用設備規格配管
減肉管理に関する技術規格にて，管理対象とされている系統について想
定要②銅合金
熱交換器の伝熱管について想定要ｽﾃﾝﾚｽ鋼 比較的高速の液流れに接する材料
ﾆｯｹﾙ基 に生じる局部腐食であり金属に耐食性を与えている酸化皮膜が機械
合金
低合金 的力によって剥がれて，下地金属
鋼が直接に腐食性環境にさらされるためと考えられ，流速，水質，温度，酸素濃度等によって加速され
る。

○

○

流れ加速 材料，流体の流れ，環境の型腐食因子が重なり合って生じ(FAC)／ｴ る，腐食と物理作用の相乗
ﾛｰｼﾞｮﾝ･ｺ 効果による減肉
ﾛｰｼﾞｮﾝ

流れ加速 材料，流体の流れ，環境の型腐食因子が重なり合って生じ(FAC)／ｴ る，腐食と物理作用の相乗
ﾛｰｼﾞｮﾝ･ｺ 効果による減肉
ﾛｰｼﾞｮﾝ

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない

減肉 腐食

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E第１段階スクリーニング
第２段階スクリーニング
軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
考慮すべき
損傷 経年劣化事象
事象
主要発生部位と要因
想定要否の検討
定
義
詳細
否の
材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由
減肉 腐食 ｱﾝﾓﾆｱｱﾀｯ 銅合金が腐食環境（酸素，ｱ ○銅合金 銅合金の腐食環境（酸素，ｱﾝﾓﾆｱの 銅合金製の伝熱管を用い，かつ，運ｸ
ﾝﾓﾆｱの侵入）において銅成侵入）部位においては長期間の運 転圧力が大気圧以下，かつ，蒸気凝分が溶出して生じる腐食
転で銅成分が溶出しｱﾝﾓﾆｱｱﾀｯｸが生 縮器である部位は想定要じる可能性がある。

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械編）

× 保管状態では流れがない。

× 保管状態では流れがない。

○○

機械編（4／18）－－－

× 保管状態では流れがない。

想定される設備の例

× 腐食

理由

○ 適切な水質管理を実施す 給水加熱器（銅合金製のることで劣化の抑制が可能 伝熱管を使用したもの）
であるが，保管水中のヒドラジンの分解によりアンモニアが発生し，運転時のpH以上になるような場合は想定が必要。なお，国内プ
ラントの伝熱管は銅合金製からステンレス鋼製への変更が進んでいる。

要否

長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定される経年劣化事象

○

経年劣
化事象
要否 の分類ATENAガイド
停止中スクリーニング

添付資料①

-25○

○

露点腐食 腐食性ガス（SO3，HCl）が低温部で硫酸及び塩酸となって凝縮することによって発生する腐食（高温） 高温の酸化性気体との接触
酸化によって化学的に反応して表面に酸化物皮膜を生じ，皮膜のき裂，はく離によって進行していく腐食

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない○○

微生物腐 微生物の活動の結果放出さ食れる物質による局所的な腐食性環境によって発生する
腐食

選択腐食 合金中の卑金属成分のみが微視的局部電池によって選択的に溶出する形態の腐食

海水等の電解質溶液中の合金において発生する。
材質，導電率等が影響する。

滞留している密閉型容器等について想定要（IGALL(2013)）

海水系統設備で使用される銅合金，
鋳鉄等について想定要ボイラ等で高温にさらされる部位について想定要雑固体焼却炉，DG等では，被燃焼 雑固体焼却炉，DG，ボイラ等，排気物（燃料）に含まれる硫黄等が燃 ガスに腐食性ガスを含む機器の排気焼によって腐食性排気ガス（SO3， 系部位について想定要HCl）として炉外に排出され，温度低下時にガスが結露し，酸露点腐食が発生することが考えられる。

炭素鋼 燃料を燃焼させている様な高温とｽﾃﾝﾚｽ鋼 なる部位において発生することが考えられる。

酸に
よって
腐食さ
れる材
料

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 硫酸バクテリアは水中の硫化水素
ﾆｯｹﾙ基 やチオ硫酸塩あるいは硫黄を酸化合金
して硫酸を作り，このときに生じ炭素鋼 るエネルギーを利用して生活して低合金 いる。この結果生成される硫酸に鋼
よって水は強酸性となって著しい
銅合金 腐食を起こす。
その他に，鉄バクテリア，水素バ
クテリア，硫酸塩還元バクテリ
ア，ニトロバクテリア等が腐食を発生させる。

銅合金
鋳鉄

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E第１段階スクリーニング
第２段階スクリーニング
軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
考慮すべき
損傷 経年劣化事象
事象
主要発生部位と要因
想定要否の検討
定
義
詳細
否の
材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由
減肉 腐食 液滴衝撃 液体又は固体粒子の衝突に○ｽﾃﾝﾚｽ鋼 高速流の水蒸気から凝縮して小滴 小滴が生じるような高速の水蒸気に
ｴﾛｰｼﾞｮﾝ よる機械的作用によって生
ﾆｯｹﾙ基 が生じるような状態に置かれた部 さらされる部位（タービン羽根部）
合金
位は，液滴の衝突によって材料に 及び高減圧部で流速が大きくなる部（LDI） じる減肉
位は想定要
炭素鋼 損傷を生じる。
／ｴﾛｰｼﾞｮ
低合金 又，タービンの水蒸気から凝縮しﾝ
鋼
た水は固定羽根の後縁から小滴と銅合金 なって蒸気に同伴され，高速回転ﾁﾀﾝ,ﾁﾀﾝ している回転羽根に衝突して損傷をもたらす。
合金
高減圧部で流速が大きくなる部位
は減肉が発生する可能性がある。
BWRの復水器細管の表面に発生する（ドロップレットエロージョン）。

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械編）

○

○

○

○

× 保管状態では流れがない。

○ 腐食

－

想定される設備の例

× 保管状態では高温にならない。

× 保管状態ではガスの発生はない。

機械編（5／18）－－○ 水質管理，適切な運用を 原水系統設備
実施することにより腐食を抑制することができるが，水質管理がなされていない
原水が滞留している場合等は想定が必要。

○ 保管状態であっても想定は 海水系統設備
必要。

理由

要否

経年劣
化事象
要否 の分類

長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定される経年劣化事象

ATENAガイド
停止中スクリーニング

添付資料①

-26-

A

×

×

A

A

A

×

×

A

×

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない

溶融金属 固体金属の溶融金属（液体
接触脆化 金属）との接触による強度の低下

高温のNH3雰囲気中で母材内に金属窒化物が生成することによる靭性の低下
ハロゲン 金属がハロゲンガス中にお化
いてハロゲン化合物となり，それが揮発することで生じる腐食
油灰腐食 金属材料がバナジウム化合物を含む高温状態の燃焼灰との接触による酸化で生じる腐食
溶融塩腐 溶融塩との接触によって拡食
散溶解，イオン・錯塩の溶出や質量移行を生じる腐食

窒化

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E第１段階スクリーニング
第２段階スクリーニング
軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
考慮すべき
損傷 経年劣化事象
事象
主要発生部位と要因
想定要否の検討
定
義
詳細
否の
材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由
硫化高温の硫黄化合物を含む環
－
－
×
A －
境で金属が硫化物を生じる
消耗
減肉 腐食 浸炭－－
高温のCO／CO2や炭化水素
×A －雰囲気で母材内に金属炭化物が生成することによる靭性の低下

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械編）

－

－ 腐食

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

要否

経年劣
化事象
要否 の分類

－

－

－

－

－

－

－

理由

機械編（6／18）

－

－

－

－

－

－

－

想定される設備の例

長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定される経年劣化事象

ATENAガイド
停止中スクリーニング

添付資料①

-27-

添付資料①

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない

機械編（7／18）

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E
ATENAガイド
停止中スクリーニング
第１段階スクリーニング
第２段階スクリーニング
軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に
経年劣
考慮すべき
想定される経年劣化事象
損傷 経年劣化事象
化事象
事象
主要発生部位と要因
想定要否の検討
要否 の分類定義
詳細
否の材料
ﾓｰﾄﾞ 区分
要否
要否
理由想定される設備の例
事象
理由○ 疲労割 × 保管状態では温度，圧力－
ｽﾃﾝﾚｽ鋼 疲労強度は材料，形状，応力状態 設計条件や過去の運転実績に基づ
割れ 疲労 疲労割れ 繰返し応力によって静的強○変動は無視できるほど軽ﾆｯｹﾙ基 及び環境によって影響を受ける。 き，工学的判断による評価上厳しい度より低い応力で生じる破
れ
微。
合金
壊
環境の影響については高温水環境 部位について想定要
炭素鋼 の方が大気環境に比べて疲労強度低合金 が低下することが知られている。
鋼
疲労評価はS-N曲線をベースに行銅合金 う。
熱成層が生じる箇所において，そ 熱成層が生じるような配管においての変動によって割れ発生の可能性 想定要がある。
高低温流体合流部等の温度ゆらぎ 高低温流体合流部等において想定要が生じる部位では，高サイクル熱
疲労割れによる割れ発生の可能性がある。
小口径管台，ポンプ主軸，熱交換 小口径管台，ポンプ主軸，熱交換器
器伝熱管等の繰返し応力が発生す 伝熱管等において想定要る部位は高サイクル疲労割れの可能性がある。
腐食疲労 腐食性環境中において腐食○
腐食環境にあり繰返し応力を受け 孔食等の生じる腐食性環境中で繰返○
× 保管状態では温度，圧力－部を起点とした繰返し応力る部位について，腐食部を起点と し応力を受ける部位について想定要
変動は無視できるほど軽によって静的強度より低い
して破壊を生じることがある。
微。
応力で生じる破壊ﾌﾚｯﾃｨﾝｸﾞ 互いに押しつけられ，接触○ｽﾃﾝﾚｽ鋼 PWRのポンプの主軸（ｽﾃﾝﾚｽ鋼）や 2物体の面圧が19.6MPa（2kgf/mm2） ○－× 使用しない場合は，相対すしている２物体が相対的に疲労
ﾆｯｹﾙ基 蒸気発生器（ｲﾝｺﾈﾙ）において過去 以上で，かつ相対すべりが発生する
べりは発生しない。
微小振幅の繰返しすべり運
合金に損傷が認められている。従来知 部位について想定要動をしており，さらに接触炭素鋼 見では面圧が19.6MPa（2kgf/mm2） インペラとの接合が焼きばめのポン
面に外部荷重に起因する繰
低合金
以上と高く，かつ相対すべりが発 プの主軸は想定要返し応力が作用した時に生鋼
生する部位で発生の可能性があじる疲労損傷銅合金
2る。
2物体の面圧が19.6MPa（2kgf/mm ） ×
未満，又は相対すべりが発生しない部位については想定不要

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械編）

-28-

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない○

×⑤100℃以下の条件であっても，水質中に苛性ソーダ等が添加されており，アルカリ環境となっている場合
には想定要

○

④PWRの1次系環境で閉塞部位等一時 ○的に酸素濃度が高くなる部位につい
て想定要

応力腐
食割れ

経年劣
化事象
要否 の分類③PWRの1次系環境で，溶存酸素濃度 ×を5×10-9（5ppb）以下，塩素イオン濃-6
度を0.05×10 （0.05ppm）以下に管理しており，④以外の条件下ではSCC発生の可能性が極めて小さいことから想定不要

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E第１段階スクリーニング
第２段階スクリーニング
軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
考慮すべき
損傷 経年劣化事象
事象
主要発生部位と要因
想定要否の検討
定
義
詳細
否の
材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由
割れ SCC 応力腐食 材料の腐食感受性と作用応○ｽﾃﾝﾚｽ鋼 粒界型SCC：低炭素化されていな ①BWR，PWR使用環境において，
割れ力並びに腐食環境が重なりいオーステナイト系ステンレス鋼 100℃未満の条件では想定不要
合った条件で起こる割れにおいて，引張り残留応力が高（粒界割れ，貫粒割れを含く，Cr欠乏（鋭敏化域）がみられ ②BWR環境で100℃以上の流体と接む）る溶接熱影響部では，高温環境中 液し，でSCCが確認されている｡（鋭敏化 ・低炭素オーステナイト系ステンレ
ス鋼で表面硬化層の存在が否定でき域）
また，低炭素オーステナイト系 ない部位について想定要ステンレス鋼では，強加工された ・低炭素化されていないオーステナ
加工硬化部で高い引張残留応力の イト系ステンレス鋼では，引張り残表面硬化層にSCCが確認されてい 留応力が高く，材料中にCr欠乏（鋭敏化域）がみられる溶接熱影響部等る。
の高残留応力部で想定要長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械編）

理由想定される設備の例

機械編（8／18）○ 苛性ソーダの濃度，使用温 格納容器内部スプレイ系統
度を適切に管理すれば発 （苛性ソーダライン）設備
生する可能性は小さいが， （容器、配管、弁等）
適切に管理していない場
合は、想定が必要。

○ 塩素イオン濃度等の水質 水質管理を実施できない
管理を適切に行い，温度が 機器
100℃未満であれば応力腐食割れが発生する可能性は低いが，水質管理を実施できない場合は想定が必要。

要否

長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定される経年劣化事象

ATENAガイド
停止中スクリーニング

添付資料①

-29-

添付資料①

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はないる。（建設後に機器表面に塩素を含有するテープ等を貼り付け，その塩分が熱サイクルを経る等によって濃縮した表面においても同様である）
×④BWRの炉水使用環境以外で，局所 ○的に塩素濃度が高い部位については
想定要⑤PWR1次系環境で閉塞部位等一時的 ○に塩素濃度が高くなる部位については想定要⑥ｵｰｽﾃﾅｲﾄ系ｽﾃﾝﾚｽ鋼の配管・機器○
で，海塩粒子にさらされたり，屋外設備及び屋内設備のうち外気が直接流入する扉等の近傍にある設備等で塩分を含む大気にさらされているもの，あるいは，表面に塩分を含むﾃｰ
ﾌﾟが貼り付けられ，濃縮作用を受ける可能性のある部位については想定
要

×10 (5ppb)以下，塩素イオン濃度を-60.05×10 (0.05ppm)以下に管理しており，⑤以外の条件下ではSCC発生の可能性が極めて小さいことから想定
不要③炉水環境以外で温度が50℃以下の部位は想定不要-9

機械編（9／18）○ 塗装や空調運転の継続に 燃料取替用水タンク他、スより，劣化を防止することが テンレス鋼製の屋外機器できるが，屋外環境にある機器等は想定が必要。

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E
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第１段階スクリーニング
第２段階スクリーニング
軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に
経年劣
考慮すべき
想定される経年劣化事象
損傷 経年劣化事象
化事象
事象
主要発生部位と要因
想定要否の検討
要否 の分類定義
詳細
否の材料
ﾓｰﾄﾞ 区分
要否
要否
理由想定される設備の例
事象
理由× 応力腐 ○ 塩素イオン濃度等の水質 水質管理を実施できない
割れ SCC 応力腐食 材料の腐食感受性と作用応○ｽﾃﾝﾚｽ鋼 貫粒型SCC：オーステナイト系ス ①BWRの炉水は溶存酸素濃度を0.2×
食割れ
力並びに腐食環境が重なり
割れ
管理を適切に行い，温度が 機器
テンレス鋼は塩素イオンが存在す 10-6(0.2ppm)以下，塩素イオン濃度を合った条件で起こる割れ
100℃未満であれば応力腐る水溶液中で貫粒型SCCが生じや-6
0.1×10 (0.1ppm)以下で管理してお（粒界割れ，貫粒割れを含食割れが発生する可能性
すい。また，大気接触側においり，この条件下ではSCC発生の可能む）は低いが，水質管理を実て，海塩粒子が付着し，塩分の濃施できない場合は想定が縮が起きている部位についても， 性が極めて低いことから想定不要必要。
同様に貫粒型SCCが確認されてい ②PWR1次系環境は溶存酸素濃度を5 ×

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械編）

-30-

添付資料①

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない

×

ニッケル基合金はオーステナイト系
ステンレス鋼に比べ耐食性に優れており想定不要海外ﾌﾟﾗﾝﾄで誤って鉛ｼｰﾄを蒸気発生器水室に放置したためSCCが発生した事例があるが施工不良であり想定不要
高照射を受ける部位についてはSCCの感受性を示す可能性があり想定要

貫粒型SCC：塩素イオンが存在す
る水溶液中でSCCが発生する可能性がある。
鉛が原子炉冷却材中に混入した場
合，高負荷応力（残留応力含む）
下にある部位でSCCが確認されている。
照射誘起型SCC：高い中性子照射を受けた場合，発生の可能性があ
る。

○

○

BWRのニッケル基合金については想定要× 保管状態においては，中性子照射を受けない。

機械編（10／18）－

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軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に
経年劣
考慮すべき
想定される経年劣化事象
損傷 経年劣化事象
化事象
事象
主要発生部位と要因
想定要否の検討
要否 の分類定義
詳細
否の材料
ﾓｰﾄﾞ 区分
要否
要否
理由想定される設備の例
事象
理由
割れ SCC 応力腐食 材料の腐食感受性と作用応○ｽﾃﾝﾚｽ鋼 照射誘起型SCC：オーステナイト 中性子照射量が下記の値を超える部○ 応力腐 × 保管状態においては，中－食割れ
割れ
力並びに腐食環境が重なり性子照射を受けない。
系ステンレス鋼は中性子照射を受 位について想定要合った条件で起こる割れ
けるとSCCの感受性を示す。
BWR：5×1024m-2(SUS304)(E>1MeV)（粒界割れ，貫粒割れを含25 -2
1×10 m (SUS316)(E>1MeV)
む）
25 -2
PWR：1×10 m (E>0.1MeV)×× 保管状態においては，中－中性子照射量が下記の値以下の部位
性子照射を受けない。
については想定不要
BWR：5×1024m-2(SUS304)(E>1MeV)
25 -2
1×10 m (SUS316)(E>1MeV)
25 -2
PWR：1×10 m (E>0.1MeV)
ﾆｯｹﾙ基 粒界型SCC：軽水炉の1次系環境下 PWR1次系の高温環境で使用されてい ○○ 塩素イオン濃度等の水質 水質管理を実施できない
合金
管理を適切に行い，温度が 機器においてSCC感受性があることが る600合金，690合金については想定
100℃未満であれば応力腐知られており，応力が高く高温に 要
食割れが発生する可能性
さらされる部位にSCCが確認され 過去にﾄﾗﾌﾞﾙを経験している炉内構造は低いが，水質管理を実物支持ﾋﾟﾝ，たわみﾋﾟﾝ（X-750合金）ている。
施できない場合は想定が
も想定要
必要。

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械編）

-31×

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない

硫化物応 湿潤H2S環境中において化学
力腐食割 反応によって発生した水素
れが鋼中に侵入し，応力集中部に集積して発生する脆性
破壊

○

A

－

高張力
鋼，低
合金
鋼，ス
テンレ
ス鋼，
炭素鋼

低合金
鋼，高
張力鋼

－

フランジ部等から内部流体である
ほう酸水の漏えいにより応力腐食
割れ発生の可能性が考えられる。
（IGALL(2013)）

タービンにおいては長時間運転後に低圧タービン円板の翼溝部に応力腐食割れの兆候が認められたという海外事例があった。

－

フランジ部等から内部流体（ほう酸水）の漏えいが認められた場合等については想定要。

蒸気タービン低圧ロータに使用される 3.5%NiCrMoV鋼においては，降伏
2
応力686MPa(70kg/mm )以上であればSCCの発生の可能性があり想定要
なお，低合金鋼配管等，タービン
ロータ材に比べて強度レベルが低い
ものは想定不要高張力鋼のボルトには想定要（IGALL(2013)）

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軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
考慮すべき
損傷 経年劣化事象
事象
主要発生部位と要因
想定要否の検討
定
義
詳細
否の
材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由
割れ SCC 応力腐食 材料の腐食感受性と作用応
銅合金 給水加熱器の製作当初等におい銅合金製の伝熱管を用い，かつ，ア○て，伝熱管外面に傷がつき残留応 ルカリ雰囲気にある機器については
力並びに腐食環境が重なり
割れ
力が存在している部位で，かつ， 想定要合った条件で起こる割れ
管板と細管との隙間等腐食環境に（粒界割れ，貫粒割れを含ある場合においては，長期間の運
む）
転の間に応力腐食割れの成長が考えられる。

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械編）

－

○

○

○
応力腐
食割れ

経年劣
化事象
要否 の分類理由想定される設備の例－－－

機械編（11／18）－○ 低温で保管されていれば ほう酸水を内包する系統の発生する可能性は小さい 設備（ポンプ，熱交換器，が，巡視点検時等におい 弁等のフランジ部）て内部流体（ほう酸水）の漏えいが認められた場合
は，想定が必要。
なお，フランジ部等の締め付け管理を適切に行うこと
で漏えいを防止可能。

× 運転時はタービンの車軸，ボルト等に想定されるが，保管状態では，高温湿潤
環境にないことから，想定不要。

○ 保管状態においては温度 給水加熱器（銅合金製のが低いため感受性が低下 伝熱管を使用したもの）
し，適切な水質管理をする
ことで発生は防げるが，適切に管理していない場合は想定が必要。

要否

長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定される経年劣化事象

ATENAガイド
停止中スクリーニング

添付資料①

-32炭素鋼
低合金
鋼

海外プラントの原子炉圧力容器において経験している。

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 海外プラントの制御棒クラスタ被○覆管で経験している。
(PWR)
A
×
(BWR)
(BWR)

○

制御棒クラスタ被覆管について想定
要

○ 照射誘
起割れ

× 保管状態では照射を受けない。

○ 溶接条件が十分に管理されていない場合は想定が必要。
なお，国内プラントでは溶
接条件は管理されている。

機械編（12／18）－－○ 管理された水質（ヒドラジン 蒸気発生器(PWR)
水等）で保管している場合には想定不要であるが，乾燥保管を実施した場合や水質管理を実施していな
い場合は想定が必要。
（PWRのみ）想定される設備の例

○ 粒界腐
食割れ

理由

○ バックシート部への過大な 弁（弁棒）
応力付与を防止する設計
または運用を行っていない
場合は想定が必要。

要否

長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定される経年劣化事象

ATENAガイド
停止中スクリーニング

添付資料①

○ 遅れ破
壊

経年劣
化事象
要否 の分類○ クラッ
溶接条件が十分に管理されている場
ド下割
合発生の可能性は小さいが，海外プれラントで経験があるASTM SA508
Class2材で溶接条件が十分に管理されていない場合，想定要。ポンプについても検討要（IGALL(2013)）

ﾆｯｹﾙ基 PWR蒸気発生器の伝熱管において2 PWRの蒸気発生器の伝熱管において○(PWR)
次冷却水の遊離アルカリの濃縮と 想定要
A 合金×(BWR) ｽﾃﾝﾚｽ鋼 酸化銅等による酸化性雰囲気が重畳して，粒界腐食割れを経験して
(BWR)
いる。

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない

照射誘 照射誘起 制御棒先端部で中性子吸収
起割れ 割れ体のスウェリングと被覆管の照射脆化が重畳し発生する割れ

クラッ クラッド 内張り等を溶接した際に，大入熱で実施した場合に発ド下割 下割れ生する母材の割れ
れ
(UCC)
(UCC)

粒界腐 粒界腐食 多結晶体の結晶粒境界が選
食割れ 割れ択的に浸食を受け，発生する割れ

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第２段階スクリーニング
軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
考慮すべき
損傷 経年劣化事象
事象
主要発生部位と要因
想定要否の検討
定
義
詳細
否の
材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由
割れ 遅れ破 遅れ破壊 応力が加わっている金属中○ｽﾃﾝﾚｽ鋼 弁の弁棒（SUS630，SUS403）等で 0.2% 耐力が980MPa(100kgf/mm2)以壊に原子状の水素が拡散侵入
高張力 遅れ破壊が確認されているが，遅 下で高張力鋼を使用している部位にして発生する脆性破壊
鋼
れ破壊の対象となるのは，高張力 ついて想定不要
鋼，析出硬化型ステンレス鋼のよ
うな微細な組織を有し，内部応力 弁棒については過去に経験しているの高い金属であり，引張り応力が ため想定要存在している部位で問題となると ただし，バックシート部に過大な応考えられる。
力が発生しないような操作を実施している場合は想定不要

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械編）

-33-

中性子照 材料の中性子照射による靭射による 性の低下
靭性低下

○

×

×

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない

劣化

シグマ相 565～930℃で長時間加熱さ脆化れると生じるシグマ相析出
による脆化
焼き戻し 低合金鋼では焼き戻しに際脆化して，370～570℃の温度間を除冷する，又はこの温度範囲で短時間保持することで生じる靭性の低下
A

A
－

－

高温にさらされる部位が問題となることが考えられる。
熱時効温度及び時間等が特性変化に影響を与える。

－－

軽水炉の使用条件では，熱時効による有意な材料特性の変化が生じない
ことが確認されており想定不要

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 照射効果（脆化）の程度は中性子 照射量が1×1024m-2(E>0.1MeV)
ﾆｯｹﾙ基 照射量等に依存するが，照射量が1
24 -2(PWR)，約3×10 m (E>1MeV)
合金
×1024m-2(E>0.1MeV)(PWR)，約3× (BWR)以上の高照射部位について想
24 -2
10 m (E>1MeV)(BWR)以上で伸 定要
び，絞りの低下の可能性がある。

－

－

ﾆｯｹﾙ基
合金
炭素鋼
低合金
鋼

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第２段階スクリーニング
軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
考慮すべき
損傷 経年劣化事象
事象
主要発生部位と要因
想定要否の検討
定
義
詳細
否の
材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由
材質 熱劣化 熱時効
材料が，長時間高温にさら○ｽﾃﾝﾚｽ鋼 ステンレス鋼鋳鋼は熱時効（475℃ オーステナイト系ステンレス鋼は軽変化されることによる靭性の低脆化）によって有意に材料特性が 水炉の使用条件では，熱時効による下変化し300℃程度で，靭性が低下す 有意な材料特性の変化が生じないこることが知られているが，その傾 とが確認されており想定不要
向は時効温度が高い程，フェライ
ト量が多い程顕著となる。
高温で使用されるステンレス鋼鋳鋼については想定要長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械編）

○ 劣化

－ －

－ －

×

○

× 熱時効

経年劣
化事象
要否 の分類理由－－

× 保管状態では照射を受け
ない。

－

－

× 保管状態では，高温環境
にない。

要否

機械編（13／18）

－

－

－

－

想定される設備の例

長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定される経年劣化事象

ATENAガイド
停止中スクリーニング

添付資料①

-34-

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない

熱劣化 水素浸食 高温高圧水素環境下の金属表面において熱解離した原子状水素が鋼中に侵入して炭化物や固溶酸素と反応してメタン気泡を生成し，その成長，合体によってき裂を形成して生じる材料の強度，靭性の低下×○劣化

ゴム，樹脂等の熱，放射線，水分等の影響による性能の低下○

中性子吸 中性子吸収体の中性子吸収
収能力低 による能力の低下
下

A

－

ゴム
樹脂

中性子
吸収体

－

定期的に取替えを行わないゴム，樹脂等は熱，放射線，水分等の影響によって性能が低下する可能性がある。

中性子吸収体は中性子吸収によってその成分元素が中性子吸収断面積の小さな元素へと変換されるため，中性子吸収能力は低下する。

－○

ゴム，樹脂等について想定要

－

○

○ 劣化

経年劣
化事象
要否 の分類

制御棒等の中性子吸収体について想定要

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軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
考慮すべき
損傷 経年劣化事象
事象
主要発生部位と要因
想定要否の検討
定
義
詳細
否の
材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由
材質 劣化 中性子照 中性子照射による関連温度○
低合金 照射効果（脆化）の程度は中性子 照射量が1×1021m-2(E>1MeV)以上の変化
射脆化の上昇や上部棚吸収エネル
鋼
照射量等に依存するが，照射量が1 高照射部位について想定要
ギーの低下
×1021m-2(E>1MeV)以上で材料特性変化の可能性がある。

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械編）

理由

－

－

想定される設備の例

なお，適宜，劣化状況の確認を行い，必要に応じて手入れ，取替えを実施することで機能回復が可能。
また、潤滑剤の劣化による固着を防止するために、摺動部への定期的な注油やターニングによる潤滑等が有効。
－－

機械編（14／18）－

例えば，以下について留意 【潤滑剤】
回転機器及びリンク機構軸が必要：
・通常は湿潤環境にあるゴ 受部等に使用される潤滑ムを乾燥保管することで硬 剤（油，グリス）化する可能性がある。
・潤滑剤（油やグリス）は，長期滞留により劣化し，固着の原因となる。

○ 運転中に高温，高放射線 【ゴム，樹脂】
環境下にある機器は，保管 海水系統設備（ゴムライニ① 状態においては環境条件 ング），
各種ゴム製品のガスケット，が緩和される。
一方で，保管環境が運転 パッキン等，中と同等，または厳しくなる ダイヤフラム弁（ダイヤフラ
場合が考えられるため，劣 ム），
エキスパンション，化の想定が必要。

× 保管状態における中性子の発生量はごく微量である
ため，吸収能力への影響はない。

× 保管状態では照射を受けない。

要否

長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定される経年劣化事象

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停止中スクリーニング

添付資料①

-35-

添付資料①

材料に一定の照射及び応力が加えられた状態において生じる時間依存型変形

一定の静的応力が作用している部材に塑性変形などの繰返しによって負荷方向に生じる永久変形照射下ｸ
ﾘｰﾌﾟ

ﾗﾁｪｯﾃｨﾝ
ｸﾞ

応力緩和 材料に一定の温度及び応力が加えられた状態において生じる時間依存型の応力低下による変形×○○

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない

変形

設計 －
上，考
慮して
いる。

－

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 高い中性子照射を受ける部位では，発生の可能性がある。
－

炉内構造物等の高照射領域において想定要ｽﾃﾝﾚｽ鋼 高温にさらされる締結部位及びバ 炉心部締め付け部及び高温にさらされるバネ・スプリング部材等についﾆｯｹﾙ基 ネ特性を要求される部位｡
合金
一般に温度が高い程その傾向は著 ては想定要
炭素鋼 しくなり，炭素鋼では350℃以上， プレストレストコンクリートのテン
低合金 ステンレス鋼は600℃以上で有意な ドン等にも想定（緊張力低下）要鋼
変化を生じると考えられる。又， （IGALL(2013)）
銅合金 中性子照射を受けた場合締結部における締め付け力低下の可能性が
ある。

－

○

○ 変形

－

－

× 保管状態では，照射を受けない。

機械編（15／18）－－○ 保管状態では，環境条件 バネ・スプリング部材（熱、放射線）が運転中に比べて緩和され，劣化進展
速度は緩やかとなるが，劣化の想定は必要。

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軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に
経年劣
考慮すべき
想定される経年劣化事象
損傷 経年劣化事象
化事象
事象
主要発生部位と要因
想定要否の検討
要否 の分類定義
詳細
否の材料
ﾓｰﾄﾞ 区分
要否
要否
理由想定される設備の例
事象
理由
炭素鋼 高温で応力を受ける部位について DG，ボイラー等で高温で使用される ○ ｸﾘｰﾌﾟ
× 保管状態では，高温環境－
その ｸﾘｰﾌﾟ ｸﾘｰﾌﾟ破 クリープ温度域（融点の約○ｽﾃﾝﾚｽ鋼 発生する可能性がある。
にない。
他壊
1/2以上）において発生する部位について想定要
ﾆｯｹﾙ基
それ以外の，炭素鋼，低合金鋼にお時間依存的破壊合金
いては370℃以下，ステンレス鋼，
低合金
ニッケル基合金においては425℃以下
鋼○
高温で繰返し応力を受ける部位に の部位については想定不要
ｸﾘｰﾌﾟ疲 クリープ温度域で繰返し応
労割れ力を受けることに起因する
ついて発生する可能性がある。
破壊
注記 370℃及び425℃は，ASME
Boiler and Pressure Vessel Code Section○
高温で応力を受ける溶接部位につ Ⅲ “Rules for Construction of Nuclear
ｸﾘｰﾌﾟ脆 クリープ温度領域で破断延Power Plant Components”の700ﾟF及び
いて発生する可能性がある。
化
性の低い溶接熱影響部にクリープ変形で生じる応力が800ﾟFに併記されている値。
集中することで発生する破壊長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械編）

-36-

大型鋳物に生じるひずみ

ライニング材の削れ，膨張差によるき裂，化学的劣化，水等の浸透等によるは
く離

○

○

○

肉盛金
属
（ｽﾃﾗｲ
ﾄ,ｽﾃﾝﾚｽ鋼,ﾆｯｹﾙ
基合金）
炭素鋼＋
ﾗｲﾆﾝｸﾞ
炭素鋼
＋
塗装

鋳鋼

－
○
(PWR)
A
×
(BWR)
(BWR)

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない

はく離

はく離 盛金はく 盛金部の機械的削れや母材離との膨張差によるき裂によ
るはく離

変形

ﾃﾞﾝﾃｨﾝｸﾞ 蒸気発生器管支持板クレビ
ス部の腐食生成物の成長による伝熱管の圧迫による変形

機械編（16／18）○ 保管状態であっても環境 海水系統設備（配管）は同等であるため、想定が必要。
なお，適宜，劣化状況を確認し，必要に応じて補修を行うことで機能回復が可能。
○
海水系統設備でライニングされている部位について想定要
屋外設備の塗装については想定要炭素鋼で海水系に使用されている部位にはライニングがなされているが，経時的な材質劣化や海生物等の異物による損傷等を経験している。
炭素鋼製機器等には塗装が施されているが，経時的な劣化によってはく離を経験している。

－－

× 保管状態においては，温度変化等は生じない。

× 保管状態においては温度差が生じない。

○ 適切な水質管理により腐食 蒸気発生器(PWR)
生成物の発生を僅かな量に抑えることが可能である
が、劣化の想定は必要。
（PWRのみ）－想定される設備の例

○ はく離

○

○

理由

× 保管状態では，照射を受けない。

要否

長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定される経年劣化事象

タービン軸受部の盛金部は想定要

高圧タービンの外部車室については想定要

PWRの蒸気発生器管支持板クレビス
部に想定要

○ 変形

経年劣
化事象
要否 の分類ATENAガイド
停止中スクリーニング

添付資料①

材料間の膨張係数の差，使用時の温度変化，機械的応力等の影響によって生じる。

タービン車室のように大型鋳物でかつ構造が複雑な機器については影響がある。

炭素鋼製管支持板がクレビス部において腐食するとその腐食生成物
は元の体積より増大するため発生する。

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E第１段階スクリーニング
第２段階スクリーニング
軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
考慮すべき
損傷 経年劣化事象
事象
主要発生部位と要因
想定要否の検討
定
義
詳細
否の
材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由
その 変形 ｽｳｪﾘﾝｸﾞ 材料に一定以上の中性子照○
ｵｰｽﾃﾅｲﾄ 高い中性子照射を受ける部位で
炉内構造物等の高照射領域において
他（体積膨 射が加えられると体積膨張
系
は，発生の可能性がある。
想定要
張）を生じる現象ｽﾃﾝﾚｽ鋼長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械編）

-37-

○

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない

異物付 異物付着 異物の付着による性能低下
着ｽﾃﾝﾚｽ鋼 熱交換器の伝熱管等熱伝達特性を銅合金 要求される部位等では異物付着がﾆｯｹﾙ基 性能低下につながる。海水系の熱合金交換器で海生物付着を経験していﾁﾀﾝ,ﾁﾀﾝ る。
合金
海水環境等水質管理されていない環
境で異物付着が性能に影響を及ぼす
部位については想定要

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E第１段階スクリーニング
第２段階スクリーニング
軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
考慮すべき
損傷 経年劣化事象
事象
主要発生部位と要因
想定要否の検討
定
義
詳細
否の
材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由
その 緩み 緩み
ネジ部の振動等による締結○
締結部 締結部の振動及び熱影響によって 廻り止めの処置がされておらず，長他
力の低下
緩みを生じる。
期間再締め付けがされていない部位について想定要（IGALL(2013)）

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械編）

○ 異物付
着
（ｽｹｰﾙ
付着）

○ 緩み

経年劣
化事象
要否 の分類理由想定される設備の例

機械編（17／18）

なお，保管中に生じた腐食 【事例（国内）】生成物の付着について留 別表を参照
意が必要。
【事例（海外）】腐食環境下で保管されていた系統で生じた腐食生成物による伝熱管の詰まりによる性能低下○ 海水環境等水質管理され 海水系統設備（熱交換ていない環境で保管する 器），
場合は，保管状態であって 保管中に腐食が想定されも異物付着の想定が必要。 る系統の設備○ 保管環境では基本的に振 容器、配管、弁等（フランジ動及び熱の影響が小さく， ボルト）
緩みが生じる可能性は小さ ※通常サイクルよりも振動
いが，通常サイクルよりも振 及び熱の影響が著しく大き
動及び熱の影響が著しく い環境に設置されているも大きい環境がある場合は， の廻り止め処置等の施工状
況に応じて想定が必要。
なお，想定される部位がある場合は，起動前点検等で締め付け状態を確認することで，機能回復が可能。

要否

長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定される経年劣化事象

ATENAガイド
停止中スクリーニング

添付資料①

-38○

耐火物の 温度変化による耐火物の割
割れれ

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない○

耐火物 耐火物の 高温で使用される耐火物の焼却灰の溶融物，ハロゲンの浸食 減肉ガス等による浸食，減肉
，割れ
耐火物

耐火物

耐火キャスタブルは起動，停止時の温度変化によって割れが発生する可能性がある。

高温で使用される耐火レンガは発生の可能性がある。

耐火キャスタブルについて想定要

耐火レンガについて想定要

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第２段階スクリーニング
軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
考慮すべき
損傷 経年劣化事象
事象
主要発生部位と要因
想定要否の検討
定
義
詳細
否の
材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由
その 固着 固着
滑り部の摩擦抵抗増大によ○－
長期にわたって使用する滑り部
異物，塵埃の付着や潤滑油劣化等の他
る動作不良
は，異物，塵埃，潤滑油劣化等に 可能性がある滑り部について想定要よる摩擦抵抗増大によって固着する可能性がある。

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械編）

○ 耐火物
の浸
食，割
れ
○

○ 固着

経年劣
化事象
要否 の分類理由想定される設備の例

× 保管状態においては高温にならない。

× 保管状態においては高温にならない。

機械編（18／18）－－

なお，巡視点検による錆の ・その他、別表を参照
発生状況の確認や熱負荷時等における作動確認等を実施することで，機能回復することが可能。

○ 保管状態でも，異物，塵埃 ポンプ（軸受），の付着や潤滑油劣化等の 配管サポート（メカニカルス
可能性があり，想定が必ナバ等），
要。
支持脚（スライド脚），固着の原因として，錆の発 弁（弁体等），
生にも留意が必要。
遮断器（操作機構）
また，使用しないことにより固着の要因が除去され【事例（国内）】ず，固着を引き起こしやす ・加温ヒータ停止によりほうい場合があることに留意が 酸が析出し弁が固着必要。
（NUCIA通番 11578）

要否

長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定される経年劣化事象

ATENAガイド
停止中スクリーニング

添付資料①

-39-

添付資料①

ﾌﾚｯﾃｨﾝ
ｸﾞ疲労

割れ 疲労

○

ﾆｯｹﾙ基合 タービン発電機主軸において， タービン発電機主軸において，
金材質の組合せ，材料の硬度等で フレッティング発生の可能性を異なるが疲労損傷することが考 否定できないので想定要えられる。

アルミニ 強度部材は，材料，形状，応力 設計条件や過去の運転実績に基
ウム合金 状態及び環境によって影響を受 づき工学的判断による評価上厳
ｴﾎﾟｷｼ樹脂 ける。
しい部位について想定要
ケイ素鋼
合金鋼等
の強度部
材

○

タービン発電機用リテーニング 定検中等，リテーニングリング
リング材において，高速回転に 表面に結露を発生させることがよる応力，焼ばめ応力及び環境 ありうるので想定要における温度・湿度が重畳して応力腐食割れが考えられる。

腐食性の環境にさらされる部位 防錆剤の注入された環境以外ので問題となることが考えられ環境にある部位については想定る。腐食性の強い環境及び温度 要が高い場合に加速される。

Mn-Cr合
金

炭素鋼
低合金鋼
アルミニ
ウム合金
銅合金
黄銅
ケイ素鋼

○

○

×：想定不要な経年劣化事象

互いに押しつけられ，接触している２物体が相対的に微小振幅の繰返しすべり運
動をしており，さらに接触面に外部荷重に起因する繰
返し応力が作用した時に生じる疲労損傷

繰返し応力に起因して静的強度より低い応力で生じる破壊

材料の腐食感受性と作用応
力並びに腐食環境が重なり合った条件で起こる割れ（粒界割れ，貫粒割れを含む）

局部電池作用による，表面の一様な腐食○：想定される経年劣化事象

疲労割
れ

疲労

凡例

応力腐
食割れ

全面腐
食

割れ SCC

腐食

保管状態であっても想定は 屋外設備必要。
なお，適宜，巡視点検等で劣化状況を確認し，必要に応じて補修を行うことで機能回復が可能。

×

×○

使用しない場合は，相対す
べりは発生しない。

保管状態では繰返し応力は発生しない。

－－

乾燥空気を封入する等，防 タービン発電機（リテーニン
湿管理を実施することで結 グリング）
露の防止が可能であるが，保管状態において，結露発生の想定は必要。

る場合（内部ヒーターを停止 機器する場合や機器に通電しない場合等）は留意が必要。

① 結露が生じやすい環境にな 機器内部の発熱がなくなる○

電気・計装に係わる機械編（1／2）＊：その他一般的な機械的経年劣化については機械編に記載

○ 疲労

○ 疲労

○ 応力腐
食割れ

○ 腐食

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停止中スクリーニング
第１段階スクリーニング
第２段階スクリーニング
軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に
経年劣
考慮すべき
想定される経年劣化事象
損傷 経年劣化事象
化事象
事象
主要
定
義
発生部位と要因
想定要否の検討
要否 の分類
否の
詳細
材料
要否
要否
理由
想定される設備の例
ﾓｰﾄﾞ 区分理由
事象○
ﾎﾜｲﾄﾒﾀﾙ 進行の程度は材料の組み合わ
構造上摩擦や滑りが考えられる ○ 摩耗
× 保管状態では，摩擦，滑り－
減肉 摩耗 凝着摩 滑り部，摩擦面の実接触部
耗における微視的な凝着に起せ，雰囲気，荷重，速度等で異 部位について想定要は発生しない。
因する摩耗なるが，回転機器の軸受部等の滑り部が対象となる。

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（電気・計装に係わる機械編）（＊）

-40-

添付資料①

凡例

○：想定される経年劣化事象

×：想定不要な経年劣化事象

電気・計装に係わる機械編（2／2）＊：その他一般的な機械的経年劣化については機械編に記載

ATENAガイド
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停止中スクリーニング
第１段階スクリーニング
第２段階スクリーニング
軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に
経年劣
考慮すべき
想定される経年劣化事象
損傷 経年劣化事象
化事象
事象
主要
定
義
発生部位と要因
想定要否の検討
要否 の分類
否の
詳細
材料
要否
要否
理由
想定される設備の例
ﾓｰﾄﾞ 区分理由
事象
その 緩み 緩み
ネジ部等の振動による締結○
銅合金
ネジ部及びコイル等締結部が振 廻り止めの処置がされておら○ 緩み○ 保管状態では基本的に振 端子台（端子）
他
力の低下
炭素鋼
動によって緩みや導通不良を生 ず，長期間再締め付けがされて動が小さく，緩みが生じる可 ※通常サイクルよりも振動のアルミニ じることが考えられる。
いない部位で，振動によって緩能性は小さいが，通常サイ 影響が著しく大きい環境にウム合金みが予想される箇所について想クルよりも振動の影響が著 設置されているもの
しく大きい環境に設置され定要（IGALL(2013)）ている場合は，廻り止め処
置等の施工状況に応じて想定が必要。
なお，想定される部位がある場合は，起動前点検等で締め付け状態を確認することで，機能回復が可能。

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（電気・計装に係わる機械編）（＊）

-41-

凡例

○

放射線
劣化

○：想定される経年劣化事象

×：想定不要な経年劣化事象

放射線照射による絶縁材料
の特性低下

○

○

ﾄﾗｯｷﾝｸﾞ 固体絶縁物表面上の沿面方向に電界が存在するところに炭化導電路を形成することで，沿面方向に生じる絶縁性能の低下

ﾄﾘｰｲﾝｸﾞ 絶縁物が比較的肉厚の場
合，絶縁物内の異物，空隙部の放電先端の高電界部分
が固体の固有破壊限界を超えて局部破壊が起こり，それが樹枝状に進展し全路破壊に至る劣化現象

加された場合，固体に対して気体中に生じる放電

高放射線環境下にさらされる
ケーブル等の絶縁物に発生する可能性がある。

絶縁物表面が湿気・塩分・汚物等にさらされる場合に発生する可能性がある。

比較的高電圧を印加される部位に発生する可能性がある。

絶縁特性を要求される部位について想定要

絶縁特性を要求される部位について想定要

絶縁特性を要求される部位について想定要

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E第１段階スクリーニング
第２段階スクリーニング
軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
考慮すべき
損傷 経年劣化事象
事象
主要定
義
発生部位と要因
想定要否の検討否の
詳細
材料
要否ﾓｰﾄﾞ 区分理由
事象
ﾎﾟﾘｴｽﾃﾙ 熱ストレスを受ける絶縁物につ 絶縁特性を要求される部位につ絶縁 絶縁 熱劣化 熱的要因によって絶縁物の○特性
ｴﾎﾟｷｼ樹 いて発生する可能性がある。
き裂やはく離を生じて進展
いて想定要
低下
脂
する絶縁性能の低下
ﾌｪﾉｰﾙ樹脂ﾎﾟﾘｴﾁﾚﾝ
ＥＰゴ ゴミ・埃等が付着しやすい環境 絶縁特性を要求される部位につ部分放 固体絶縁に付随するゴミ・○ム電埃等による表面汚損又は内で比較的高電圧を印加される部 いて想定要等の絶 位に発生する可能性がある。
部微小ボイドが完全に除去
縁物
されない状態で高電圧が印

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（電気編）

○

○

○

○

○

絶縁特
性低下

経年劣
化事象
要否 の分類

○

○

×

○

○

要否

電気編（1／2）

保管状態における原子炉格 停止中も高放射線環境下
納容器内の放射線の影響 にさらされている電気・計装は相当小さいが, 廃棄物関 設備
連設備等において，停止中
も高放射線環境下にさらされる電気・計装設備があれば想定が必要。

絶縁物表面が湿気・塩分・ 発電機
汚物等にさらされる場合に モータ発生する可能性があるた
め，想定は必要。
保管状態（当該機器への電圧の印加がない状態）では発生しないものの，通電時に発生する可能性がある。
なお，乾燥空気の封入や，スペースヒータの運転，空調運転の継続等により劣化を防止することが可能。

保管状態（当該機器への電圧の印加がない状態）では発生しない。

ゴミ・埃等が付着しやすい メタクラ
環境の場合は，想定が必要。
保管状態（当該機器への電圧の印加がない状態）では発生しないものの，通電時に発生する可能性がある。
－

想定される設備の例

保管状態における熱的影響 ケーブルは一般的に通常運転中に モータ比べて相当小さいが, 絶縁 発電機
特性低下の想定は必要。

理由

長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定される経年劣化事象

ATENAガイド
停止中スクリーニング

添付資料①

-42-

○

絶縁油
避雷器
素子
半導体
素子
等
長期にわたって電気ストレスを受ける絶縁油や半導体，機械的摩耗などを受ける機械部品に発生する可能性がある。

発生部位の特定は困難である
が，計測機器は使用に伴い入出力特性に変化を生じる。

熱伝達機能を要求されるヒータ
等，比較的大電流の流れる部位に発生する可能性がある。

電気的接点機能を要求される部位において，雰囲気・動作頻度・負荷容量・材質等が影響して生じる。

アークによる微少溶解が多数回繰り返されると接点荒れによって導通不良を起こす現象。

絶縁油，避雷器素子，半導体素子等に想定要計測機器に対して想定要

電気抵抗による熱エネルギーの伝達機能を要求される部位について想定要

電気的な接点機能を要求される部位について想定要

電気的な接点機能を要求される部位について想定要

○

○

○

○

○

－

特性変
化

断線

導通不
良

－

経年劣
化事象
要否 の分類

Ａ：使用環境上，発熱を考慮した設計となっている。また，過負荷による対策として，保護回路（ヒューズ，ノーヒューズブレーカ）を設けている。

×：想定不要な経年劣化事象

長期課電による電気ストレス，機械的摩耗，塵埃等による，機能・動作特性の低
下

計測機
器

○

伝送器・カード式計器・検出器等の使用に伴う入出力特性の低下○：想定される経年劣化事象

機能・
動作特
性低下

機能

凡例

入出力
特性低
下

特性 信号
変化

ヒュー
ズ材
ヒータ
材

計装品
電気品

リレー
接点
開閉器
接点等

○

○

○

導線の劣化から局部過熱を生じ，導体自身の材質の溶融によって発生する断線

電気品の導通部接点の酸化，塵埃付着等による導通
性の低下

酸化
塵埃付
着

断線

多数回電流開閉による接点
損傷

接点損
傷

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E第１段階スクリーニング
第２段階スクリーニング
軽水炉で工業材料で想定される経年劣化事象
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
考慮すべき
損傷 経年劣化事象
事象
主要定
義
発生部位と要因
想定要否の検討否の
詳細
材料
要否ﾓｰﾄﾞ 区分
理由
事象
Ａ －
－
－
導通 導通 接点溶 熱による導通部接点の溶着×
着不良

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（電気編）

○

○

×

○

×

－

要否

－

－

想定される設備の例－

電気編（2／2）

保管状態においては，電気 変圧器（絶縁油）
ストレス、機械的摩耗の影響はないが，絶縁油に関して
は，熱影響は小さくなるものの，酸化による特性変化の可能性は否定できないた
め，想定が必要。

通電や受圧等による負荷を プロセス計器（伝送器等）
受けた状態で保管している
場合は，想定が必要。

保管状態においては，電流は流れない。

動作させない状態では，接 中央制御室操作スイッチ
点の酸化被膜、塵埃付着等が，動作させる場合に比 【事例（海外）】
制御棒バンク選択スイッチ
べて生じやすい。
なお，機器の動作確認時に の導通不良による制御棒の機能を確認することで，機 誤作動
能回復を図ることが可能。
【事例（国内）】
別表を参照

保管状態においては，開閉は行われない。

－

理由

長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定される経年劣化事象

ATENAガイド
停止中スクリーニング

添付資料①

添付資料②
長期停止期間中に想定される経年劣化事象（使用条件の違いによるもの）
１．通常よりも使用頻度が増える場合影響を受ける経年劣化事象想定される設備の例

説明
通常待機している機器を連続摩耗ポンプ（駆動部）※１

運転する等，使用頻度が増大する場合は，劣化の進展傾向が増大する可能性がある。

摩耗及び高ｻｲｸﾙ疲労割れ

熱交換器（伝熱管）

絶縁特性低下（熱劣化）ポンプモータ※１

※１

同上
同上

※１ 例えば，余熱除去系統(PWR)（原子炉圧力容器内に燃料を保管した状態），残留熱除去系統/残留熱除去海水系統(BWR)（原子炉冷却運転により運転期間が長くなる場
合）２．通常と異なる運用（低流量での連続運転等）を実施する場合影響を受ける経年劣化事象
腐食（エロージョン）

想定される設備の例

説明

中間開度で使用する弁

弁前後の差圧が大きい状態が※２，３

長時間継続することで発生する可能性がある。

低吸込圧で使用するポンプ※４

吸込側タンクの圧力が通常より低い状態で運転する場合
等，ポンプを低吸込圧で使用することでキャビテーションが発生する可能性がある。

フレッティング疲労

低流量で連続運転する

低流量で運転する場合，主軸ポンプ※５にかかる応力が増大する可能
性がある。

疲労割れ

通常と異なる運用を実

バイパスラインのみの通水施する系統の配管，弁等，通常と異なる運用を実施※６する場合，振動が増大する可能性がある。

-43-

※２【事例（海外）】原子炉圧力容器内に燃料を保管した状態において，化学体積制
御系統(PWR)の充てんポンプ出口弁を高差圧状態で長期間使用したことによる弁シート面の損傷※３ 例えば，残留熱除去海水系統（BWR）※４【事例（海外）】化学体積制御系統(PWR)の体積制御タンク圧力が低い状態でポンプを長期使用したことによる吸込インペラの損傷※５ 例えば，化学体積制御系統(PWR)（原子炉圧力容器内に燃料を保管した状態）※６【事例（国内）】余熱除去系統(PWR)の定期試験時の通水系統をバイパスラインのみとしたことにより，当該配管に大きな振動が発生したことに伴う割れ（NUCIA
通番 12494）

-44-

-45-

経年劣化
要因

凡例

義

コンクリートが高温になると，コンクリート中に様々な形態で存在する水の逸散によって強度低下が生じる。

定

○

○

コンク
リート

コンク
リート

軽水炉で
考慮すべき
事象
主要
否の
材料
要否
理由
○
コンク
リート

×：想定不要な経年劣化事象

大気中の二酸化炭素がコンクリートと接触することによってコンクリート中の水酸化カルシウムと反応しアルカリ性
を失う中性化が表面から進行し，鉄筋を腐食させる。

○：想定される経年劣化事象

中性化

放射線照射 中性子線，ガンマ線などの過度の放射線照射を受けた場合には，コンクリートの強度低下が起こる可能性がある。

コン 熱
ク
リー
トの
強度
低下

損傷
ﾓｰﾄﾞ

工業材料で想定される経年劣化事象

第１段階スクリーニング

全コンクリート構造物
コンクリートは空気中の二酸化炭素の作用を受けると，表面から徐々にそのアルカリ成分を失い中性化する。中性化がコンクリートの内部に進行し，鉄筋を保護する能力（アルカリ性）が失われると，鉄筋はコンクリー
ト中の水分や酸素の作用によって腐食し始める。鉄筋の腐食による体積膨張によってコンクリートにひび割れやはく落が生じ，コンクリート構造物としての健全性が損なわれる可能性がある。

過度の放射線照射を受ける部位
コンクリートが過度の放射線照射を受けた場合には，中性子照
射やガンマ線照射による水分逸散などによってコンクリートの強度低下が起こる可能性がある。

高温となる部位
コンクリートが高温になると，コンクリート中の水分の逸散に伴う乾燥に起因する微細ひび割れ，あるいは水分の移動に起因する空隙の発生によって強度低下が生じる。

発生部位と要因○○

過度の放射線照射を受ける部位について想定要

コンクリート構造物に対して問題となる事象であり想定要○要否

高温となる部位について想定要想定要否の検討

使用材料ごとに想定される経年劣化事象

第２段階スクリーニング

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（コンクリート・鉄骨編）

強度低下
（中性
化）

強度低下
（放射線
照射）

強度低下
（熱）

経年劣
化事象
の分類

－

－

想定される設備の例

コンクリート・鉄筋編（1／6）

中性化の進展は、環境条 全コンクリート構造物
件（二酸化炭素濃度、温度、相対湿度など）の影響を受けるため、停止中においても、運転中と同じ部位の経年劣化を想定する必要がある。ただし、停止中は運転中と比べて環境条
件が大きく変わるものではなく、運転中よりも中性化の進展が促進される状況ではない。

累積照射量に対する評価であり、評価対象部位は、照射の影響を受ける内部
コンクリートの一次遮蔽壁(PWR)、原子炉ペデスタ
ル、一次遮へい壁(BWR)
であるが、停止中においては、核分裂反応が起こらないことから、燃料からの放射線の影響を受けない。

×○

最高温度に対する評価であり、評価対象部位は、高温となる内部コンクリートの一次遮蔽壁(PWR)、原子炉ペデスタル、一次遮蔽壁(BWR)であるが、停止中においては、運転時のような熱影響を受けないことから、運転時よりも高温になることはない。

理由

長期停止期間中に想定される経年劣化事象

×

要否

ATENAガイド
停止中スクリーニング

添付資料③

-46-

経年劣化
要因

凡例

義

コンクリート中に塩化物が存在することによって鉄筋の不動態被膜が破壊され腐食・錆の発生に至る。

定○：想定される経年劣化事象

○

コンク
リート

軽水炉で
考慮すべき
事象
主要
否の
材料
要否
理由
○
コンク
リート

×：想定不要な経年劣化事象

アルカリ骨 コンクリート中の水酸化アル材反応
カリと反応性骨材との反応によってコンクリートが異常な膨張を起こしひび割れに至る。

コン 塩分浸透
ク
リー
トの
強度
低下

損傷
ﾓｰﾄﾞ

工業材料で想定される経年劣化事象

第１段階スクリーニング

全コンクリート構造物
アルカリ骨材反応は，ある量の反応性骨材の存在，硬化体中の細孔中に十分な水酸化アルカリ溶液の存在，コンクリートが多湿又は湿潤状態に保持されているという３つの条件が同時に成立することによって発生する。
この劣化は，コンクリート打設
後の比較的早い時期に生じる。

海水中の塩分の飛来を受ける部
位
塩分に含まれる塩化物イオンは
鉄筋表面の不動態被膜を破壊
し，腐食を促進させる。

発生部位と要因○

×

反応性骨材を使用していないこと等を確認している場合は想定
不要

○

要否

反応性骨材を使用していないことを確認していない場合は想定
要

海水中の塩分の飛来を受ける部
位について想定要想定要否の検討

使用材料ごとに想定される経年劣化事象

第２段階スクリーニング

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（コンクリート・鉄骨編）

強度低下
（アルカ
リ骨材反
応）

強度低下
（塩分浸
透）

経年劣
化事象
の分類

×

○

○

要否

ATENAガイド想定される設備の例－

コンクリート・鉄筋編（2／6）

運転時と環境条件が変わるものではない。

アルカリ骨材反応の進展 全コンクリート構造物
は、使用材料および環境条件(温度、湿度など)の影響を受けるため、運転中と同じ部位の経年劣化を想定する必要がある。ただし、停止中は運転中と比べて環境条件が大きく変わる
ものではなく、運転中よりもアルカリ骨材反応の進展が促進される状況ではない。

塩分浸透による鉄筋腐食 屋外コンクリート構造物の進展は、環境条件（塩化 建屋外壁（屋外面）
物イオン濃度、温度、相対湿度など）の影響を受ける
ため、停止中においても、運転中と同じ部位の経年劣化を想定する必要がある。ただし、評価対象部位
は屋外であり、停止中は運転中と比べて環境条件が変わるものではなく、運転中よりも塩分浸透による鉄筋腐食の進展が促進される状況ではない。

理由

長期停止期間中に想定される経年劣化事象

停止中スクリーニング

添付資料③

-47-

経年劣化
要因

凡例

義

○

コンク
リート

軽水炉で
考慮すべき
事象
主要
否の
材料
要否
理由
○
コンク
リート

×：想定不要な経年劣化事象

コンクリート中の水分が凍結すると，水の凍結膨張に見合う水分がコンクリート中を移動し，この際に水圧が生じる。この繰返しによってひび
割れ，表面部のはく離が生じ，破壊に至る。

機械振動によってコンクリー
ト構造物が長期間にわたって
繰返し荷重を受けると，ひび割れが生じ，コンクリート構
造物としての健全性が損なわれる可能性がある。

定○：想定される経年劣化事象

凍結融解

コン 機械振動
ク
リー
トの
強度
低下

損傷
ﾓｰﾄﾞ

工業材料で想定される経年劣化事象

第１段階スクリーニング

地上部コンクリート
コンクリート中の水分が凍結と融解を繰返し，その膨張圧によってひび割れや表面部のはく離が生じ，コンクリートの強度低下につながる可能性がある。

機械基礎コンクリート
機械振動によってコンクリート
構造物が長期間にわたって繰返
し荷重を受けると，ひび割れが生じ，コンクリート構造物としての健全性が損なわれる可能性がある。

発生部位と要因○

×

立地地点が凍結融解作用のおそれのないと判断される場合は想
定不要

○

要否

・立地地点が凍結融解作用のおそれのあると判断される場合は想定要・凍結融解作用のおそれのある地点の知見としては，一般社団法人 日本建築学会 建築工事標
準仕様書・同解説 JASS 5 鉄筋
コンクリート工事（2009年）解説図26.1（凍害危険度の分布図）があり，北海道・東北地方については想定要

機械振動を受ける部位について
想定要

想定要否の検討

使用材料ごとに想定される経年劣化事象

第２段階スクリーニング

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（コンクリート・鉄骨編）

強度低下
（凍結融
解）

強度低下
（機械振
動）

経年劣
化事象
の分類

×

○

〇

要否

ATENAガイド想定される設備の例－

コンクリート・鉄筋編（3／6）

運転時と環境条件が変わるものではない。

凍結融解の進展は、環境 地上部コンクリート（屋外面）
条件(温度など)の影響を受けるため、運転中と同じ部位の経年劣化を想定する必要がある。ただし、評価対象部位は屋外の地上部コンクリートであり、停止中は運転中と比べて環境条件が変わるものではな
く、運転中よりも凍結融解の進展が促進される状況ではない。

機械振動による疲労に対 非常用ディーゼル発電機基する評価であり、評価対象 礎
部位は機器の振動(出力)が大きく稼働時間が長い
タービン架台(PWR)、ター
ビン発電機架台(BWR)であるが、停止中は、タービ
ン、発電機ともに稼働しな
いため、停止中に上記部位で運転中のような機械振動を受けない。
一方で、停止中に機械振動を受ける主な部位として非常用ディーゼル発電機基礎があるが、運転中と同
じく、出力や稼働時間を踏まえると、その影響は極め
て小さい。

理由

長期停止期間中に想定される経年劣化事象

停止中スクリーニング

添付資料③

-48-

経年劣化
要因

定

義

凡例

コンクリート表面の温度変動によって膨張・収縮現象が生じることで，コンクリートの強度低下につながる可能性が
ある。

日射

○

○

○

コンク
リート

コンク
リート

コンク
リート

軽水炉で
考慮すべき
事象
主要
否の
材料
要否
理由
○
コンク
リート

×：想定不要な経年劣化事象

海洋環境，強酸や高濃度の硫酸根との接触，あるいは凍結融解作用を受ける環境などの特別な劣化促進因子にさらされる環境を除外して，通常の使用環境で，コンクリート中のセメント水和物が周囲の水（雪融け水などの軟水）に溶
解して組織が疎となることでコンクリートの強度低下の可能性がある。

風化○：想定される経年劣化事象

通常状態で使用されるコンク
リートについては，コンクリート中の自由水の逸散に伴う乾燥によって収縮が生じひび割れが発生する。

（乾燥）
収縮

コン 化学的侵食 地下水などに化学物質（酸ク類，塩類，油脂，溶剤など）リーが含まれている場合に，コントのクリートが侵食を受け劣化す
強度
る現象。
低下
また，硫化水素雰囲気では，バクテリアの作用などで酸化され，硫酸となることから，
コンクリートが劣化する現
象。

損傷
ﾓｰﾄﾞ

工業材料で想定される経年劣化事象

第１段階スクリーニング

地上部コンクリート構造物
コンクリート表面の温度変動によって膨張・収縮現象が生じ，コンクリートの強度低下が生じる。

地下部コンクリート
地下部に存在する水にセメント水和物が溶解し，組織が疎となり強度低下の可能性がある。

全コンクリート構造物
硬化中のコンクリートから，水分が乾燥に伴い逸散し，収縮する。

化学物質の作用を受ける部位
コンクリートが，水分などに含有された化学物質に直接接する
ことによって生じる可能性がある。

発生部位と要因

影響は軽微であることから想定
不要

軟水など成分濃度の低い水が，河川のように常に新しく供給されるような環境において進行する現象であり，このような環境にさらされていない部位については，想定不要・乾燥収縮によるひび割れは一
般建築物における壁などの薄い部材において問題となる。
・影響は軽微であることから想定不要

・地下部コンクリートの侵食に対しては鉄筋のかぶりを大きくするなどの対策を講じている。
・温泉地や化学工場などからの有害な化学物質の影響はなく，化学物質やバクテリアの作用などで劣化は生じないものと考えられることから想定不要
・酸性雨については，雨水の滞留によって長時間接触することはなく問題ないことから想定不要想定要否の検討

使用材料ごとに想定される経年劣化事象

第２段階スクリーニング

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E

×

×

×

×

要否

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（コンクリート・鉄骨編）

－

×

×

×

－

－

×

要否

－

経年劣
化事象
の分類

ATENAガイド

－

－

－

－

想定される設備の例

コンクリート・鉄筋編（4／6）

運転時と環境条件が変わるものではない。

運転時と環境条件が変わるものではない。

運転時と環境条件が変わるものではない。

運転時と環境条件が変わるものではない。

理由

長期停止期間中に想定される経年劣化事象

停止中スクリーニング

添付資料③

-49-

経年劣化
要因

定

義

凡例

○

コンク
リート

軽水炉で
考慮すべき
事象
主要
否の
材料
要否
理由
○
コンク
リート

×：想定不要な経年劣化事象

コンクリートが周辺環境からの伝熱や放射線照射による内部発熱を受けると，コンクリート中の水分が逸散し，放射線に対する遮蔽能力が低下する可能性がある。

○：想定される経年劣化事象

コン 熱
ク
リー
トの
遮蔽
能力
低下

テン 緊張力低下 コンクリートの乾燥収縮やクドン
リープにより，時間の経過との緊ともに体積が変化し，緊張力張力が低下する可能性がある。
低下

損傷
ﾓｰﾄﾞ

工業材料で想定される経年劣化事象

第１段階スクリーニング

遮蔽機能を要求され高温となる部位
コンクリートが周辺環境からの伝熱や放射線照射による内部発熱を受けると，コンクリート中の水分が逸散し，放射線に対する遮蔽能力が低下する可能性がある。

プレストレストコンクリートでは，コンクリートの乾燥収縮やクリープにより，時間の経過とともに体積を変化させ，テンドンの緊張力が低下する可能性がある。

発生部位と要因

遮蔽機能を要求され高温となる部位について想定要

プレストレストコンクリートのテンドン等に想定要（IGALL(2013))

想定要否の検討

使用材料ごとに想定される経年劣化事象

第２段階スクリーニング

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E

○

○

要否

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（コンクリート・鉄骨編）

遮蔽能力
低下
（熱）

緊張力の
低下

経年劣
化事象
の分類

×

○

要否

ATENAガイド想定される設備の例－

コンクリート・鉄筋編（5／6）

最高温度に対する評価であり、評価対象部位は遮蔽能力が要求される部位のうち、高温となる内部コ
ンクリートの一次遮蔽壁(PWR)、ガンマ線遮へい壁、一次遮へい壁(BWR)
であるが、停止中においては、運転時のような熱影響を受けないことから、運転時よりも高温になることはない。

運転時と環境条件（温度な プレストレストコンクリート製原ど）が変わるものの、停止 子炉格納容器
中もテンドンの緊張力低下は進展するため、運転中と同じ部位を評価する必要がある。ただし、運転中よりも緊張力低下の進展が促進される状況ではない。

理由

長期停止期間中に想定される経年劣化事象

停止中スクリーニング

添付資料③

-50-

凡例

○：想定される経年劣化事象

○

○

鉄骨

鉄骨

軽水炉で
考慮すべき
事象
主要
否の
材料
要否
理由
○
鉄骨

×：想定不要な経年劣化事象

化学的腐食 薬品等の浸入によって鉄部が発錆することで，鉄骨の強度低下につながる可能性がある。

繰返し荷重によって疲労が蓄積し，強度が低下する。

義

疲労

定

鉄は一般に大気中の酸素，水分等と化学反応を起こして腐食する。海塩粒子等によって腐食が促進され，さらに腐食が進行すると鉄骨の断面欠損に至り，鉄骨の強度低下につながる可能性がある。

経年劣化
要因

鉄骨 腐食
の
強度
低下

損傷
ﾓｰﾄﾞ

工業材料で想定される経年劣化事象

第１段階スクリーニング

全鉄骨構造物
薬品等の浸入によって鉄部が発錆し，鉄骨の強度低下が生じる。

風等の繰返し荷重によって金属疲労を起こし，強度低下に至る可能性がある。

繰返し荷重が継続的に加わる部
位

全鉄骨構造物
鉄は一般に大気中の酸素，水分等と化学反応を起こして腐食する。海塩粒子等によって腐食が促進され，さらに腐食が進行す
ると鉄骨の断面欠損に至り，鉄骨の強度低下につながる可能性がある。

発生部位と要因

薬品等が浸入する環境にさらされていないことから想定不要

×

×

－

鉄骨の強
度低下
（疲労）

○

排気筒など風による共振現象に起因する繰返し荷重を受ける部
位について想定要

風などによる繰返し荷重を継続的に受けることによって疲労が蓄積され，強度低下に影響するような構造部材がない場合は想
定不要

鉄骨の強
度低下
（腐食）

○

要否

経年劣
化事象
の分類

鉄骨構造物に対して問題となる事象であり想定要想定要否の検討

使用材料ごとに想定される経年劣化事象

第２段階スクリーニング

日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書E

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（コンクリート・鉄骨編）

×

×

○

○

要否

ATENAガイド想定される設備の例－－

コンクリート・鉄筋編（6／6）

運転時と環境条件が変わるものではない。

運転時と環境条件が変わるものではない。

疲労の進展は、環境条件 排気筒（BWR）の影響を受けるため、停止中においても、運転中と同じ部位の経年劣化を想定する必要がある。ただし、評価対象部位は屋外であり、停止中は運転中と比べて環境条件が変わるもの
ではなく、運転中よりも疲労の進展が促進される状況ではない。

腐食の進展は、環境条件 原子炉建屋（上屋鉄骨）の影響を受けるため、停止 原子炉補助建屋（上屋鉄骨）
中においても、運転中と同 タービン建屋（上屋鉄骨）
じ部位の経年劣化を想定 排気筒する必要がある。ただし、停止中は運転中と比べて環境条件が大きく変わるものではなく、運転中よりも腐食の進展が促進される
状況ではない。

理由

長期停止期間中に想定される経年劣化事象

停止中スクリーニング

添付資料③

別添 A
プラント運転期間に影響する可能性がある取替困難な構築物，系統及び機器の経年劣化事象及び保全ポイント
長期停止期間中の経年劣化がプラント運転期間に影響を及ぼさないように保全活動を行うことを確実にするため，別添 A では，長期停止期間中における経年劣化の進展がプラン
ト運転期間に影響する可能性がある取替困難な機器・構造物を対象に，長期停止期間中の
経年劣化影響と保全ポイントを示す。
1. プラント運転期間に影響する可能性がある取替困難な構築物，系統及び機器
1.1 抽出結果
以下の機器・構造物を，経年劣化事象及び保全ポイントの整理対象とする。
・原子炉圧力容器
・原子炉格納容器
・コンクリート構造物
1.2 留意事項(1) 前提条件
長期停止期間中の経年劣化影響有無の整理にあたり前提として定めた機器・構造物の使用環境を表 1.2-1 に示す。
なお，影響有無の整理にあたり，表 1.2-1 以外で個別に機器・構造物の使用環境の前提条件を定める必要がある場合は，別添 A の中で個別に補足説明を入れる。
(2) 対象部位
第 2,3 章においては，1.1 節に掲げる機器・構造物のうち，取替困難な部位に対象を絞り，経年劣化事象及び保全ポイントの整理を行う。
なお，表 1.2-2 に示す取替可能な部位※については，個別に想定される経年劣化事象を元に，本ガイドラインの添付資料①③を参考にしながら，保管対策等の保全活動を検討する。

①※：PLM 学会標準で示されている部位単位で示すものとし，特定の場所であれば部分的に取替ができるような部位（例：冷却材入口管台セーフエンド継手）であっても，部位単位で全取替ができない場合は，取替可能な部位とはみなさないものとする。
（本頁以下余白）©Atomic Energy Association 2020

A-1

表 1.2-1

長期停止期間中の経年劣化影響有無の整理にあたっての前提条件（使用環境）

前提条件（PWR/BWR 共通）
原子炉圧力容器内部流体

原子炉冷却材温度

100℃未満温度・圧力変動

大きな変動なし

放射線照射

原子炉運転に伴う照射の影響を受けない

原子炉格納容器

内部雰囲気

空気（常温・常圧）コンクリート構造

温度

運転時のような周辺機器からの高い熱の物影響を受けない
放射線照射

原子炉運転に伴う照射の影響を受けない

機械振動

長期停止期間中の機器の使用状態を踏まえ個別に考慮する（本頁以下余白）©Atomic Energy Association 2020

A-2

表 1.2-2 取替可能な部位（原子炉圧力容器）

機器・構造物
原子炉圧力容器（PWR）

部位
上蓋
上蓋フランジ

材料（※１）
低合金鋼（ステンレ
ス鋼クラッド）蓋用管台
空気抜用管台インコネル 600 合金
インコネル 690 合金

原子炉圧力容器（BWR）

上鏡
上鏡フランジ

低合金鋼
低合金鋼（ステンレ
ス鋼クラッド）

原子炉圧力容器（PWR/BWR
共通）

スタッドボルト

低合金鋼

Ｏリング

－

経年劣化事象（※１）
疲労割れ
中性子照射脆化
クラッド下層部のき裂
疲労割れ
応力腐食割れ
疲労割れ
応力腐食割れ（溶接金属を含む）
腐食（全面腐食）
疲労割れ
腐食（全面腐食）
疲労割れ
クラッド下層部のき裂
腐食（全面腐食）
疲労割れ（消耗品・定期取替品）（※１）：PLM 学会標準で示されているものを記載する。

©Atomic Energy Association 2020

A-3

表 1.2-2 取替可能な部位（原子炉格納容器）

機器・構造物
原子炉格納容器（PWR）

部位
アニュラスシール

原子炉格納容器（BWR：
Mark-Ⅰ改）

上鏡

原子炉格納容器（BWR：
Mark-Ⅱ及びMark-Ⅱ改）原子炉格納容器（PWR：プ
レストレストコンクリート製）

主ﾌﾗﾝｼﾞﾎﾞﾙﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞｶﾞｽｹｯﾄ
真空破壊弁
ストレーナ
トップヘッド主ﾌﾗﾝｼﾞﾎﾞﾙﾄ
ダイアフラムフロ
アーシールベロー
ズ
ガスケット
真空破壊弁
プレストレストシ
ステム（テンドン等）

材料（※１）－
ブチルゴム，クロロ
プレンゴム
炭素鋼

経年劣化事象（※１）（消耗品・定期取替品）
劣化

合金鋼，低合金鋼－
炭素鋼鋳鋼，炭素鋼
ステンレス鋼
炭素鋼
低合金鋼
ｴﾁﾚﾝﾌﾟﾛﾋﾟﾚﾝｺﾞﾑ

腐食（全面腐食）
疲労割れ
腐食（全面腐食）（消耗品・定期取替品）
腐食（全面腐食）閉塞
腐食（全面腐食）
腐食（全面腐食）劣化（硬化）－
炭素鋼
PC 鋼材等（消耗品・定期取替品）
腐食（全面腐食）
テンドンの緊張力低下（※１）：PLM 学会標準で示されているものを記載する。

©Atomic Energy Association 2020

A-4

2.原子炉圧力容器
2.1 原子炉圧力容器（PWR）
PLM 学会標準及び 2019 年末までに国内既設プラントにおいて作成された高経年化技術評価書等を元に，原子炉圧力容器のうち，取替困難な部位に想定される経年劣化事象を整理した結果を表 2.1-1 に，長期停止期間中の経年劣化影響と保全ポイントを整理した結果を表
2.1-2 示す。また，原子炉圧力容器（PWR）の構造の例を図 2.1-1 に示す。
表 2.1-1 原子炉圧力容器（PWR）に想定される経年劣化事象部位（※１）

材料（※１）

上部胴，下部胴，下部鏡

低合金鋼(ステンレス鋼クラッド)

上部胴フランジ

低合金鋼(ステンレス鋼クラッド)

冷却材入口管台，冷却材出口管台

低合金鋼(ステンレス鋼クラッド)[セーフエンドはステンレス鋼,
溶接金属は 600 系ﾆｯｹﾙ基合金](※２)

経年劣化事象（※１）
低サイクル疲労
中性子照射脆化
クラッド下層部のき裂
ピッティング
低サイクル疲労クラッド下層部のき裂
低サイクル疲労
応力腐食割れ（溶接金属）
クラッド下層部のき裂

低合金鋼(ステンレス鋼クラッド)[セーフエンドはステンレス鋼,
溶接金属は 600 系ﾆｯｹﾙ基合金]

低サイクル疲労

安全注入管台(※３)

低サイクル疲労

炉内計装筒

600 系ﾆｯｹﾙ基合金[セーフエンドはステンレス鋼，溶接金属は 600 系ﾆｯｹﾙ基合金]（※４）

炉心支持金物600 系ﾆｯｹﾙ基合金（※４）

容器支持金物

低合金鋼

応力腐食割れ（溶接金属）
クラッド下層部のき裂

応力腐食割れ（溶接金属を含む）
低サイクル疲労
応力腐食割れ（溶接金属を含む）
低サイクル疲労(※１)：以下の方針で記載する。
（以下の表においても同じ）・部位：PLM 学会標準（2015）の附属書 A の「部位」で示されているものを記載する。
・材料：既設プラントで採用されている材料の実績を元に記載する。
・経年劣化事象：2019 年末までに既設プラントにおいて作成された高経年化技術評価書の実績を元に記載する。
（記載の網羅性の観点から，個別プラント毎で採用している材料等を踏まえると想定不要な経年劣化事象も記載している）(※２)：溶接金属に 690 系ﾆｯｹﾙ基合金を使用しているプラント又は溶接金属の接液部に 690 系ﾆｯｹﾙ基合金クラッド施工を行っているプラントもある。

©Atomic Energy Association 2020

A-5

(※３)：安全注入管台を有していないプラントもある。
(※４)：溶接金属を含む材料に 690 系ﾆｯｹﾙ基合金を使用しているプラントもある。

©Atomic Energy Association 2020

A-6

№

部

位

№

部

位

①

上

蓋（※１）

⑨

蓋用管台（※１）②

上蓋フランジ（※１）⑩

空気抜用管台（※１）

③

上 部 胴

⑪

炉内計装筒

④

上部胴フランジ⑪-1

セーフエンド

⑤

下 部 胴

⑫

炉心支持金物

⑥

下 部 鏡

⑬

スタッドボルト（※１）⑦

冷却材入口管台⑭

Ｏリング（※１）⑦-1

セーフエンド⑧

冷却材出口管台⑧-1

セーフエンド（※１）：取替可能な部位
図2.1-1 原子炉圧力容器（PWR）の構造の例©Atomic Energy Association 2020

A-7

A-8

冷却材入口管台等

応力腐食割れ

裂

下部胴等

下部胴等

中性子照射脆化

クラッド下層部のき冷却材入口管台等想定される部位

低サイクル疲労

経年劣化事象無②

無①

無②

き裂の発生を防止している

溶接入熱を管理することで，国内プラントでは，製作時に－影響技術レポート２）の影響]参照5)プラント長期停止［(2)応力腐食割れ-（※２）：経年劣化

有した状態での保管うことは必要（※１）（※

さいが，水質管理を適切に行生，進展の可能性は極めて小内に一次冷却材を保在、原子炉圧力容器水準に維持されていることを低く，一次冷却材を保有した
適宜確認する）

ントにおいては，現（塩素イオン濃度等が適正な却材）の温度は 100℃未満と状態では応力腐食割れの発（※１）：国内プラ

備考

水質管理を適切に行う－－

長期停止期間中の保全ポイント

停止期間中の保有水（一次冷受けない

停止期間中は放射線の影響を

度変動がない

長期停止期間中の経年劣化影響
影響
説明有無
無② 停止期間中は大きな圧力・温表 2.1-2 原子炉圧力容器（PWR）に対する長期停止期間中の経年劣化影響と保全ポイント

A-9

上部胴フランジ想定される部位

フランジ面に養生を施して保管する
また，通常保全に復帰する場
合には，フランジ面の点検を実施する

フランジシール部が狭隘部となり，ピッティングが想定される
上蓋を開放して保管している
場合は狭隘部が存在しないた

制する保管管理が必要

は，劣化（発錆）の発生を抑がないフランジ面に対してだが，ステンレス鋼クラッド

めピッティングの想定は不要

ステンレス鋼クラッドがない

長期停止期間中の保全ポイント

長期停止期間中の経年劣化影響
影響
説明有無
無① 上蓋を閉止している場合は，
備考【凡例】
有 ：長期停止期間中の経年劣化が有意に進展するもの
無①：長期停止期間中の劣化進展が僅かである，もしくは停止期間中の保全活動により機能維持・回復が可能であるもの
無②：長期停止期間中に劣化が発生，進展しない，または当該設備に要求される機能に対する影響が極めて小さい劣化であるもの

ピッティング

経年劣化事象2.2 原子炉圧力容器（BWR）
PLM 学会標準及び 2019 年末までに国内既設プラントにおいて作成された高経年化技術評
価書等を元に，原子炉圧力容器のうち，取替困難な部位に想定される経年劣化事象を整理した結果を表 2.2-1 に，長期停止期間中の経年劣化影響と保全ポイントを整理した結果を
表 2.2-2 に示す。また，原子炉格納容器（BWR）の構造の例を図 2.2-1 に示す。
表 2.2-1 原子炉圧力容器（BWR）に想定される経年劣化事象
部位

材料

経年劣化事象低サイクル疲労

低合金鋼，上鏡，下鏡，胴低合金鋼(ステンレス鋼クラッ
ド，高ﾆｯｹﾙ合金クラッド)

クラッド下層部き裂
腐食（全面腐食（※１），孔食）
低サイクル疲労

低合金鋼
主フランジ

中性子照射脆化(ステンレス鋼クラッド，高ﾆｯｹﾙ クラッド下層部のき裂
合金クラッド)腐食（隙間腐食，孔食）

炭素鋼，

低サイクル疲労

ノズル，

低合金鋼

腐食（FAC 及び全面腐食）

セーフエンド，

炭素鋼，低合金鋼(ステンレス鋼

低サイクル疲労貫通部シール，クラッド)

クラッド下層部き裂

ティ

ハウジング，
スタブチューブ

ステンレス鋼，高ﾆｯｹﾙ合金
ステンレス鋼，高ﾆｯｹﾙ合金

スタッドボルト

低合金鋼

O リング

－

スタビライザブラケット，
スタビライザブラケット
支持スカート
基礎ボルト

低サイクル疲労
応力腐食割れ（溶接金属を含む）
低サイクル疲労
応力腐食割れ（溶接金属を含む）
腐食（全面腐食）低サイクル疲労（消耗品・定期取替品）
低サイクル疲労

炭素鋼，腐食（全面腐食）

低合金鋼

摩耗

炭素鋼

腐食（全面腐食）

ステンレス鋼

応力腐食割れ（溶接金属を含む）
低サイクル疲労

低合金鋼

腐食（全面腐食）

低合金鋼，

腐食（全面腐食）

炭素鋼（※１）腐食（全面腐食）は，クラッドが内面に施されていない箇所が対象。

©Atomic Energy Association 2020

A-10

①

⑬

⑫

No.

部

⑤

①

上鏡（※１）

②

下鏡

③

胴上部

④

胴下部

⑤

上鏡フランジ（※１）

⑥

胴フランジ

⑥
⑦
③

蒸気

⑦

⑭

⑧

⑧

純水
(原子炉冷却

⑨
⑩
④

⑪
⑫
⑬
⑭

位

主蒸気ノズル，
セーフエンド給水ノズル，
セーフエンド
制御棒駆動機構ハウジ
ング
中性子束計測ハウジン
グ
スタブチューブ
スタッドボルト（※１）
Ｏリング（※１）
給水スパージャブラケット⑮

支持スカート

⑯

基礎ボルト

⑮
②

⑪

⑯
⑩

⑨
（※１）：取替可能な部位
図 2.2-1 原子炉圧力容器（BWR）の構造の例©Atomic Energy Association 2020

A-11

A-12

裂

胴部等

計装ノズル等

応力腐食割れクラッド下層部のき胴部（炉心領域部）

セーフエンド等ノズル，

想定される部位

中性子照射脆化

低サイクル疲労

経年劣化事象無②

無①

無②

き裂の発生を防止している

溶接入熱を管理することで，－影響技術レポート２）

国内プラントでは，製作時に（※２）：経年劣化行うことは必要（※１）（※の影響]参照5]プラント長期停止[(2)応力腐食割れ-

管内に原子炉冷却材をを適宜確認する）

した状態では応力腐食割れの小さいが，水質管理を適切に在、原子炉圧力容器

な水準に維持されていることと低く，原子炉冷却材を保有保有した状態での保ントにおいては，現（塩化物イオン濃度等が適正

冷却材）の温度は 100℃未満

発生，進展の可能性は極めて（※１）：国内プラ

備考

水質管理を適切に行う－－

長期停止期間中の保全ポイント

停止期間中の保有水（原子炉受けない

停止期間中は放射線の影響を

度変動がない

長期停止期間中の経年劣化影響
影響
説明有無
無② 停止期間中は大きな圧力・温表 2.2-2 原子炉圧力容器（BWR）に対する長期停止期間中の経年劣化影響と保全ポイント

A-13

①

に応じて目視点検により健全性を確認する。

停止期間中の目視点検の結果においても有意な腐食は発生小さい。

耗が発生する可能性は極めて

スタビライザ

当該部は地震時のみ摺動する要。

の環境を維持することは必転を継続する等，格納容器内－境を維持するとともに，必要行するような環境ではなく，していないが，今後も空調運空調運転等で格納容器内の環停止期間中も著しく腐食が進を適切に行うことは必要。

の影響は小さいが，水質管理ものであり，長期停止中に摩無②

無①

ト長期停止の影響]を適宜確認する）

止期間中は冷却材の温度が参照[(1)腐食-3]プラン

な水準に維持されていること

FAC は発生しない。また，停100℃未満と低く，全面腐食

影響技術レポート（※１）：経年劣化

備考（塩化物イオン濃度等が適正

水質管理を適切に行う

長期停止期間中の保全ポイントれる環境ではないことから，

長期停止期間中の経年劣化影響
影響
説明有無
無① 停止期間中は蒸気が高速で流ット，

スタビライザブラケ

基礎ボルト

主蒸気ノズル等

想定される部位【凡例】
有 ：長期停止期間中の経年劣化が有意に進展するもの
無①：長期停止期間中の劣化進展が僅かである，もしくは停止期間中の保全活動により機能維持・回復が可能であるもの

摩耗（摺動部）

腐食（全面腐食）

腐食）

腐食（FAC 及び全面

経年劣化事象A-14

無②：長期停止期間中に劣化が発生，進展しない，または当該設備に要求される機能に対する影響が極めて小さい劣化であるもの

3. 原子炉格納容器
3.1 原子炉格納容器（PWR）
PLM 学会標準及び 2019 年末までに国内既設プラントにおいて作成された高経年化技術評
価書等を元に，原子炉格納容器（PWR）のうち，取替困難な部位に想定される経年劣化事
象を整理した結果を表 3.1-1 に，長期停止期間中の経年劣化影響と保全ポイントを整理した結果を表 3.1-2 に示す。また，原子炉格納容器の構造の例を図 3.1-1 および図 3.1-2 に示す。
表 3.1-1 原子炉格納容器（PWR）に想定される経年劣化事象 (※１)
部位

トップドーム部(※２)

材料

経年劣化事象
腐食

炭素鋼
疲労割れ
腐食

円筒部 (※２)

炭素鋼
疲労割れ

コンクリート埋設部（スタッド含む） (※２)

腐食
炭素鋼
疲労割れ

(※１)：プレストレストコンクリート製原子炉格納容器（以下「PCCV」という。
）のうち，鉄筋
コンクリートについては，「4.コンクリート構造物」で取り扱う。
(※２)：PCCV の場合は，ライナープレート及びライナーアンカに相当。

©Atomic Energy Association 2020

A-15

№

部

位

① トップドーム部② 円 筒 部
③ コンクリート埋設部④ スタッド⑤ アニュラスシール（※１）（※１）：取替可能な部位

図 3.1-1 原子炉格納容器の構造（鋼製の例）©Atomic Energy Association 2020

A-16

A-17

（スタッド含む）

コンクリート埋設部

無②

無①

度としては極めて小さい

動態化しているため，腐食速を形成しており，鉄表面は不シウムにより強アルカリ環境

コンクリート内の水酸化カルの発生を防止できるることで，停止期間中の腐食－

再塗装を実施する

大気接触部）に塗装を施しており，塗膜の健全性を維持す

により確認し，必要に応じて適宜塗膜の健全性を目視点検－

長期停止期間中の保全ポイントの場合はライナープレートの鋼板の内面および外面（PCCV

い

きな圧力・温度変動を受けな

長期停止期間中の経年劣化影響
影響
説明有無
無② 運転中，停止期間中ともに大
備考【凡例】
有 ：長期停止期間中の経年劣化が有意に進展するもの
無①：長期停止期間中の劣化進展が僅かである，もしくは停止期間中の保全活動により機能維持・回復が可能であるもの
無②：長期停止期間中に劣化が発生，進展しない，または当該設備に要求される機能に対する影響が極めて小さい劣化であるもの

腐食

トップドーム部，

腐食

円筒部

トップドーム部等想定される部位

疲労割れ

経年劣化事象表 3.1-2 原子炉格納容器（PWR）に対する長期停止期間中の経年劣化影響と保全ポイント

3.2 原子炉格納容器（BWR）
PLM 学会標準及び 2019 年末までに国内既設プラントにおいて作成された高経年化技術評
価書等を元に，原子炉格納容器（BWR）のうち，取替困難な部位に想定される経年劣化事
象を整理した結果を表 3.2-1 に，長期停止期間中の経年劣化影響と保全ポイントを整理した結果を表 3.2-2 に示す。また，原子炉格納容器の構造の例を図 3.2-1 及び図 3.2-2 に示す。
表 3.2-1 原子炉格納容器（BWR）に想定される経年劣化事象
部位

材料

経年劣化事象ドライウェル（上鏡，円筒胴，球形胴，ベント管）

炭素鋼

腐食

炭素鋼

腐食

炭素鋼

腐食

炭素鋼

腐食

トーラス部（※１）

炭素鋼

腐食

ベント管ベローズ（※１）

ステンレス鋼

疲労割れ

ベント管（※１）（※２）

炭素鋼

腐食

真空破壊弁（※１）（※２）

炭素鋼

腐食

主フランジボルト（※１）（※２）

低合金鋼

腐食

ダイヤフラムフロアーシールベローズ

ステンレス鋼

疲労割れ（※１）（※２）

ｴﾁﾚﾝﾌﾟﾛﾋﾟﾚﾝｺﾞﾑ

劣化（硬化）

フランジガスケット（※１）（※２）－（消耗品・定期取替品）

スタビライザ，シアラグ（※１）（※

炭素鋼，

腐食

２）

低合金鋼

摩耗

基礎ボルト（※１）（※２）

低合金鋼

腐食

（※１）
（トップヘッド，円錐部）（※２）
サプレッションチェンバ（円筒部）（※１）（※２）
サンドクッション部（鋼板）（※１）（※２）
スプレイヘッダ，ベントヘッダ，ダウンカマ等（※１）※１：原子炉格納容器（Mark-Ⅰ改）の構造に対する部位※２：原子炉格納容器（Mark-Ⅱ）の構造に対する部位©Atomic Energy Association 2020

A-18

No.
①
②
③
④
⑤
⑥
⑦

⑪
⑩

部

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ

⑧
⑨

①
⑧
⑨

⑩
⑪
⑫
⑬

A-A 断

⑭

②
⑥
⑦

A

⑮
ｻﾌﾟﾚｯｼｮ⑯
ﾝﾁｪﾝﾊﾞ
⑰⑱⑲⑳A

位
上鏡（※１）
円筒胴
球形胴
ｺﾝｸﾘｰﾄ埋設部
ｻﾝﾄﾞｸｯｼｮﾝ部
ﾍﾞﾝﾄ管
ﾍﾞﾝﾄ管ﾍﾞﾛｰｽﾞ
主ﾌﾗﾝｼﾞﾎﾞﾙﾄ
（※１）
ﾌﾗﾝｼﾞｶﾞｽｹｯﾄ
（※１）
ｽﾀﾋﾞﾗｲｻﾞｼｱﾗｸﾞ
ｽﾌﾟﾚｲﾍｯﾀﾞ
ﾄｰﾗｽ部
真空破壊弁
（※１）
ｻﾎﾟｰﾄ
基礎ﾎﾞﾙﾄｽﾌﾟﾚｲﾍｯﾀﾞ
ﾍﾞﾝﾄﾍｯﾀﾞ
ﾀﾞｳﾝｶﾏｽﾄﾚｰﾅ（※１）

⑫
⑳

⑭

⑰
⑱
⑲
⑳
⑬

④

③

⑤

⑯ ⑮

（※１）：取替可能な部位
図 3.2-1 代表的な原子炉格納容器（BWR Mark-Ⅰ改））の構造©Atomic Energy Association 2020

A-19

No.

部

トップヘッド，（※１）①

円錐部
主フランジボルト（※

②
③
④

位

No.

部

⑧

円筒部

⑨

１）

⑩

ドライ

ベント管

⑪

ウェル

ダイアフラムフロアー

⑫

サプレッ
ションチ
ェンバ

位

サンドクッション部（鋼板）
真空破壊弁（※１）
下部シアラグ
基礎ボルト

シールベローズ（※２）⑤

ガスケット（※１）⑥

スタビライザ⑦

上部シアラグ
②

⑤

①

⑦

⑥

④
⑪
③

⑩

⑨
⑧
⑫
（※１）：取替可能な部位（※２）：ｴﾁﾚﾝﾌﾟﾛﾋﾟﾚﾝｺﾞﾑについては取替可能な部位
図 3.2-2 代表的な原子炉格納容器（BWR Mark-Ⅱ））の構造©Atomic Energy Association 2020

A-20

A-21

スタビライザ等

ベント管ベローズーシールベローズ，

ダイヤフラムフロア

無②

無②ており，鉄表面は不動態化してい部）可能性は極めて小さい。

く，長期停止中に摩耗が発生するであり，発生回数が非常に少な

当該部は地震時のみ摺動するもの

動がない

停止期間中は大きな圧力・温度変小さい。

るため，腐食速度としては極めてムにより強アルカリ環境を形成し（コンクリート埋設

基礎ボルト

－

－

－

る。

生を防止できる
コンクリート内の水酸化カルシウに応じて再塗装を実施することで，停止期間中の腐食の発（円筒部等）等
無②

点検により確認し，必要

ドライウェル，サプ
しており，塗膜の健全性を維持す

長期停止期間中の保全ポイントレッションチェンバ説明

長期停止期間中の経年劣化影響

適宜塗膜の健全性を目視

影響
有無
無①
鋼板の内面および外面に塗装を施想定される部位備考【凡例】
有 ：長期停止期間中の経年劣化が有意に進展するもの
無①：長期停止期間中の劣化進展が僅かである，もしくは停止期間中の保全活動により機能維持・回復が可能であるもの
無②：長期停止期間中に劣化が発生，進展しない，または当該設備に要求される機能に対する影響が極めて小さい劣化であるもの

摩耗

疲労割れ

腐食

腐食

経年劣化事象表 3.2-2 原子炉格納容器に対する長期停止期間中の経年劣化影響と保全ポイント

4. コンクリート構造物
4.1 経年劣化影響の抽出
PLM 学会標準及び 2019 年度末までに国内既設プラントにおいて作成された高経年化技術
評価書等を元に，長期停止期間中にコンクリート構造物に想定される経年劣化事象を整理した結果を表 4.1-1 に示す。なお，コンクリート構造物（PCCV を除く）については，PWRと BWR で想定される経年劣化事象及び経年劣化要因が共通であることから，以下にまとめて記載する。
表 4.1-1
区分

コンクリート構造物に想定される経年劣化事象及び経年劣化要因
構造物

経年劣化事象

経年劣化要因熱
放射線照射

コンクリートの

ＰＷＲ
ＢＷＲ

コンクリート構造物

強度低下

共通

中性化
塩分浸透
アルカリ骨材反応
機械振動
凍結融解

コンクリートの遮蔽能力低下熱4.2 長期停止期間中の保全ポイント
長期停止期間中に想定される経年劣化事象及び経年劣化要因の影響と長期停止期間中の保全ポイントを表 4.2-1 に示す。

©Atomic Energy Association 2020

A-22

A-23

ト(１次遮蔽壁)（コンクリートの強度低下）

ト(１次遮蔽壁)（コンクリートの強度低下）

物

屋外部コンクリート（コンクリートの強度低下）

塩分浸透（コンクリートの強度低下）

全コンクリート構造

中性化

ル，一次遮へい壁BWR:原子炉ペデスタ

PWR:内部コンクリー

放射線照射

ル，一次遮へい壁BWR:原子炉ペデスタ

PWR:内部コンクリー

想定される部位

熱（経年劣化事象）

経年劣化要因

無①

無①

無②

影響
有無
無②

検及び必要に応じた補修等（運転中と同様の保全活動

るが，運転中と傾向が変わるものではない。

検及び必要に応じた補修等（運転中と同様の保全活動

るが，運転中と傾向が変わるものではない。

を継続する）

目視点検などの定期的な点

停止期間中も進展する可能性はあを継続する）

目視点検などの定期的な点－－

長期停止期間中の保全ポイント

停止期間中も進展する可能性はあない。

停止期間中は放射線の影響を受けない。

停止期間中は高い熱の影響を受け説明

長期停止期間中の経年劣化影響

表 4.2-1 コンクリート構造物に対する長期停止期間中の経年劣化影響と保全ポイント

※１

※１

備考

A-24

BWR:タービン発電機（コンクリートの強度低下）

架台等

PWR:タービン架台等物（コンクリートの強度低下）

機械振動

全コンクリート構造

想定される部位

アルカリ骨材反応（経年劣化事象）

経年劣化要因

無②

無②

影響
有無
無②

響を受けない。

停止期間中は大きな機械振動の影影響なし。

と等を確認している場合）（反応性骨材を使用していないこ

ため，影響はない。

材ではないこと等を確認している材の反応性試験により，反応性骨は，モルタルバー法などによる骨比較的新しいプラントにおいて

ただし，廃止措置プラントを除くではない。

るが，運転中と傾向が変わるもの

停止期間中も進展する可能性はあとを確認していない場合）（反応性骨材を使用していないこ

説明

長期停止期間中の経年劣化影響

－

－

－

長期停止期間中の保全ポイント

※３

※１

※１

※２

※１

備考

A-25

ト(１次遮蔽壁)BWR:ガンマ線遮へい（コンクリートの遮蔽能力低

下）

無②

無②

影響
有無
無②

ない。

停止期間中は高い熱の影響を受け影響なし。

ないと判断される場合）（立地地点が凍結融解のおそれのめ，影響はない。

するなどの対策を施しているた保するために有効な空気量を満足

凍結融解作用に対する抵抗性を確

ただし，設計・施工段階においてではない。

るが，運転中と傾向が変わるもの

停止期間中も進展する可能性はああると判断される場合）（立地地点が凍結融解のおそれの説明

長期停止期間中の経年劣化影響

－

－

－

長期停止期間中の保全ポイント

※１

※１

※１

備考

【凡例】
有 ：長期停止期間中の経年劣化が有意に進展するもの
無①：長期停止期間中の劣化進展が僅かである，もしくは停止期間中の保全活動により機能維持・回復が可能であるもの
無②：長期停止期間中に劣化が発生，進展しない，または当該設備に要求される機能に対する影響が極めて小さい劣化であるもの

壁，一次遮へい壁

PWR:内部コンクリー

地上部コンクリート想定される部位

熱（コンクリートの強度低下）

凍結融解（経年劣化事象）

経年劣化要因A-26

稼働時間等から、その影響は極めて小さい。

影響を受けない。一方で，停止期間中に機械振動を受ける主な構造物として、非常用ディーゼル発電機基礎があるが、機器の出力や※３）運転中に最も機械振動の影響を受ける構造物はタービン架台（ＰＷＲ）、タービン発電機架台（ＢＷＲ）であるが、停止期間中はその形などのモニタリングにより兆候を捉えることが可能である。

※２）新たな知見である遅延膨張性骨材のアルカリ骨材反応によるコンクリートの強度低下の可能性については，通常の目視点検や部材変中と同様の保全活動（目視点検などの定期的な点検及び必要に応じた補修等）を継続することが有効と考えられる。

※１）長期停止期間中に劣化が発生，進展しない，または当該設備に要求される機能に対する影響が極めて小さい劣化であるものの，運転コンクリート構造物の支持機能及び遮蔽機能に影響を及ぼすことが否定できない経年劣化事象であるコンクリートの強度低下及び遮蔽能力低下に対して，長期停止期間中も進展する可能性のある経年劣化要因ごとに，長期停止期間中の経年劣化影響と長期停止期間中の保全ポイントについて詳細を述べる。
（１） コンクリート構造物の品質及び保全活動
原子力発電所のコンクリート構造物は，高度な知識及び経験を有する技術者によって設計及び施工されており，品質が確保された信頼性の高い構造物である。例えば，中性化や塩分浸透に対する重要な抵抗要素である“かぶり厚さ”（鉄筋表面からコンクリート表面までの距離）については，中性化や塩分浸透が鉄筋位置まで容易に達しないように設計仕様を定めるとともに，施工においてその仕様が満たされていることを確認している。
運転開始後の保全活動においては，定期的な点検と，点検により得られたデータに基づく健全性評価を行い，保全活動のＰＤＣＡを回すことで，維持管理の継続的な改善も図っている。例えば，定期的に屋内，屋外ともにコンクリート表面のひび割れ，塗膜の劣化などの目視確認を行い，機能に支障をきたすおそれのあるような有意な欠陥がないことを確認する。また，劣化事象ごとに設定した評価基準（例えば健全，経過観察，要検討などの段階的な評価等）にしたがって評価を実施し，評価結果に応じた対策として必要に応じて補修を行う。
一方，高経年化技術評価においては，コンクリート構造物への要求機能である支持機能
及び遮蔽機能に影響を及ぼすことが否定できない経年劣化事象（強度低下，遮蔽能力低下）を抽出し，各事象に影響を及ぼす劣化要因毎に長期的な健全性評価を行なうことで，劣化事象に対する評価としており，このことはコンクリート構造物の評価における大きな特徴であり，経年劣化事象が生じる手前でその要因の程度を評価しているという点で，『より保守性の高い評価』となっている。
（２） 中性化
コンクリート構造物は，コンクリート部材によって構成される。コンクリート部材は，コンクリートと鉄筋で構成され，コンクリートが圧縮力に強く，鉄筋が引張力に強いという特性を活かして，鉄筋がコンクリートの中に配置され一体となることで，圧縮力にも引張力にも強い部材となっている。また，コンクリートはアルカリ性であるため，コンクリ
ートの中に配置された鉄筋は腐食しにくいという利点も有している。
コンクリートの中性化とは，本来アルカリ性であるコンクリートが大気中の炭酸ガス等の外部環境の影響を受けて徐々にそのアルカリ性を失っていく現象である。また，コンク
リートの中性化が鉄筋位置まで進むと，鉄筋を腐食から保護する機能が低下し，水分及び酸素の作用により鉄筋が腐食する可能性が高まる。
このようなメカニズムから，中性化によるコンクリートの経年変化は長期停止期間中の©Atomic Energy Association 2020

A-27

状況においても進展する可能性がある。
一方，中性化の進展は，一般的に，C=A√t（C：中性化深さ，t:材齢（年），A：中性化速度係数）で表わされ，経過時間に対しその進展は緩やかである。加えて，高経年化技術
評価では，鉄筋が腐食し始めるときの中性化深さを，水分の影響を考慮して，屋外の雨がかり等の環境においては鉄筋のかぶり厚さまで達した時，屋内の環境においては鉄筋のか
ぶり厚さから 20mm 奥まで達した時としているが，中性化深さが当該位置に進展している
か又は進展する可能性があったとしても，ただちにコンクリート部材の強度が低下する訳ではない。本来は，図 4.2-1 に示すように，コンクリート部材としての強度低下（D 点）
は，中性化深さが，鉄筋が腐食し始める深さに到達した後に，鉄筋の腐食が発生（B 点）
し，さらにそれが進展して酸化生成物による体積膨張からコンクリートにひび割れや剥離が生じ（C 点），それが進展することで発生する。このことは，原子力規制委員会「実用発電用原子炉の運転の期間の延長の審査基準」において，「評価対象部位の中性化深さが，
鉄筋が腐食し始める深さまで進行しているか又は進行する可能性が認められる場合は，耐力評価を行い，その結果，当該部位を構成する部材又は構造体の耐力が設計荷重を上回ること。」という要求事項に適合していれば，安全性を確保し得ると判断されるとしている
こととも整合する。
しかしながら，原子力発電所のコンクリート構造物の高経年化技術評価では，保守側に中性化深さが，鉄筋が腐食し始める深さまで進展するかどうかをもって，中性化によるコンクリートの強度低下に対する評価としている。

図 4.2-1 中性化による影響の概念図
また，表 4.2-2 に示すとおり，高経年化技術評価実施プラント（審査中含む）の運転開
始後 60 年時点における中性化深さは，鉄筋が腐食し始めるときの中性化深さを十分に下©Atomic Energy Association 2020

A-28

回っており，加えて，運転開始後 60 年以降の中性化の進展傾向および余裕を確認するた
め，停止期間 20 年を仮定した場合の運転開始後 80 年時点における中性化深さについても評価したところ，鉄筋が腐食し始めるときの中性化深さを下回っていることから，20 年以上の余裕を有しており，長期停止期間中における中性化の進展が僅かであると判断できる。さらに，通常運転時から目視点検などの保全活動を継続しており，中性化によるひび
割れ等がないことを確認している。
長期停止期間中は，運転中と比べて環境条件が大きく変わるものではなく，運転中よりも進展が促進される状況ではないこと，評価に余裕があることを考慮すると，長期停止期
間中においても運転中と同様の保全活動（目視点検などの定期的な点検及び必要に応じた補修等）を継続することが有効であり，保全のポイントである。

©Atomic Energy Association 2020

A-29

A-30

原子炉補助建屋(屋内面)

燃料取替用水ﾀﾝｸ基礎(ﾀﾞｸﾄ含)

タービン建屋外壁（屋内面）

アスファルト固化建屋（屋内面）

川内 1 号

川内 2 号

東海第二

敦賀 2 号

27 年

－

28 年

27 年

25 年

26 年

27 年

－

－

－

27 年

28 年

16 年

27 年

調査時の運転開始後経過年数

0.3

－

0.6

2.2

0.0

0.1

0.2

－

－

－

2.0

1.1

1.5

0.1

測定値

2.7

－

4.7

4.1

3.9

1.6

1.6

－

－

－

2.5

2.4

2.6

1.2

推定値

*3

－

38 年

－

－

－

－

－

39 年

40 年

38 年

－

－

－

－

調査時の運転開始後経過年数

－

4.0

－

－

－

－

－

0.2

0.2

0.5

－

－

－

－

測定値

*3

－

2.9

－

－

－

－

－

3.3

3.8

4.3

－

－

－

－

推定値

運転期間延長認可申請の劣化状況評価（運転開始後約 40 年時点）における
中性化深さ

4.0

5.0

6.9

6.1

5.3

2.4

2.4

4.0

4.7

5.3

3.8

3.4

4.4

1.8

推定値

*3

運転開始後
60 年時点の
中性化深さ

4.6

5.8

7.9

7.0

6.0

2.8

2.8

4.3

4.9

5.6

4.3

4.0

5.2

2.1

推定値

*3

運転開始後
80 年時点の
中性化深さ

5.0

6.0

9.0

9.0

7.0

9.7

9.7

6.0

7.0

6.0

6.0

6.0

6.0

5.0

評価基準値*4（単位：cm）*1 高経年化技術評価実施プラント（廃炉プラント，高経年化技術評価未実施プラント除く）*2 高経年化技術評価報告書に記載されている評価対象部位*3 岸谷式，依田式，森永式及び実測値に基づく√t 式による推定値のうち最大値を記載*4 鉄筋が腐食し始める時点の中性化深さ（屋外では鉄筋のかぶり厚さまで達したとき，屋内では鉄筋のかぶり厚さから 2.0 ㎝奥まで達したとき）。ただし，原子力規制委員会「実用発電用原子炉の運転の期間の延長の審査基準」における要求事項としては，「評価対象部位の中性化深さが，鉄筋が腐食し始める深さまで進行しているか又は進行する可能性が認められる場合は，耐力評価を行い，その結果，当該部位を構成する部材又は構造体の耐力が設計荷重を上回ることを確認すること。
」と記載されている。

制御室建物 1 階内壁

島根 2 号外部遮蔽壁（屋内面）

高浜 1 号外部遮蔽壁（屋内面）

内部コンクリート（上部）美浜 3 号

高浜 4 号

補助建屋（地下 2 階東エレベーター前壁)

浜岡 3 号外部遮蔽壁（屋内面）

タービン建屋（屋内）柏崎刈羽 5 号

高浜 3 号

使用済燃料輸送容器保管建屋（屋内）柏崎刈羽 1 号

内部コンクリート（上部）内部コンクリート

泊1号

高浜 2 号

評価対象部位*2

プラント*1

高経年化技術評価（運転開始後約 30 年時点）における中性化深さ

表 4.2-2 各プラントにおける中性化深さと評価基準値の関係

（３） 塩分浸透
コンクリート構造物における塩分浸透とは，飛来塩分及び海水とその飛沫の影響により，コンクリート表面に付着した塩分に含まれる塩化物イオンがコンクリート内部に浸透していく現象である。塩化物イオンが鉄筋位置まで進むと，鉄筋を腐食から保護する機能が低下し，水分及び酸素の作用により鉄筋が腐食する可能性が高まる。
このようなメカニズムから，塩分浸透によるコンクリートの経年変化は長期停止期間中の状況においても進展する可能性がある。
一方，仮に鉄筋の腐食が発生したとしても，コンクリートにひび割れや剥離が生じるまで進展しなければ，コンクリート部材の強度低下が生じることはない。このことから，原子力発電所のコンクリート構造物の高経年化技術評価では，塩分浸透によって発生する鉄筋の腐食量（腐食減量）が，「かぶりコンクリートにひび割れが発生する時点での鉄筋の腐食減量」（以下，評価基準値という）に達するかどうかをもって，塩分浸透によるコンクリートの強度低下に対する評価としている。
なお，図 4.2-2 に示すとおり，鉄筋の腐食減量が評価基準値（C 点）まで進展し、更にコンクリート部材の強度低下（D 点）に至るとしても，塩分浸透の影響を受ける部位は屋外面であることから，補修等による機能維持・回復が可能である。

図 4.2-2 塩分浸透による影響の概念図
また，表 4.2-3 に示すとおり，高経年化技術評価実施プラント（審査中含む）の運転開
始後 60 年時点における鉄筋の腐食減量は，評価基準値を十分に下回っており，加えて，運転開始後 60 年以降の塩分浸透の進展傾向および余裕を確認するため，停止期間 20 年を仮定した場合の運転開始後 80 年時点における鉄筋の腐食減量についても評価したところ，評価基準値を下回っていることから，20 年以上の余裕を有しており，長期停止期間中©Atomic Energy Association 2020

A-31

における塩分浸透の進展が僅かであると判断できる。さらに，通常運転時から目視点検な
どの保全活動を継続しており，塩分浸透によるひび割れ等がないことを確認している。
長期停止期間中は，運転中と比べて環境条件が大きく変わるものではなく，運転中よりも進展が促進される状況ではないことを考慮すると，長期停止期間中においても運転中と同様の保全活動（目視点検などの定期的な点検及び必要に応じた補修等）を継続することが有効であり，保全のポイントである。

©Atomic Energy Association 2020

A-32

A-33

取水構造物（気中帯）

取水構造物（干満帯）

取水構造物（干満帯）

原子炉機器冷却海水ポンプ室（干満帯内壁）

取水構造物（海中帯）

取水構造物（海中帯）

取水構造物（気中帯）

取水構造物（気中帯）

取水構造物（気中帯）

取水構造物（気中帯）

取水構造物（気中帯）

取水構造物（気中帯）

取水構造物（干満帯）

取水構造物（干満帯）

泊1号

柏崎刈羽 1 号

柏崎刈羽 5 号

浜岡 3 号

美浜 3 号

高浜 1 号

高浜 2 号

高浜 3 号

高浜 4 号

島根 2 号

川内 1 号

川内 2 号

東海第二

敦賀 2 号

27 年

－

26 年

27 年

27 年

27 年

27 年

－

－

－

28 年

25 年

27 年

27 年

9.5

－

1.9

1.8

12.4

1.5

1.5

－

－

－

5.5

7.4

5.4

1.8

－

36 年

－

－

－

－

－

39 年

40 年

38 年

－

－

－

－

－

10.3

－

－

－

－

－

10.7

7.2

3.9

－

－

－

－

運転期間延長認可申請の劣化状況評価（運転開始後約 40 年時点）における鉄筋の腐食減量
調査時の運転開始
推定値*3
後経過年数

21.5

18.1

4.5

3.9

28.0

3.4

3.4

21.1

14.6

10.4

13.6

17.9

11.6

4.1

推定値

*3

運転開始後
60 年時点の鉄筋の腐食減量

29.6

25.0

6.0

5.3

37.5

4.5

4.5

32.4

23.3

17.7

19.3

26.3

15.1

5.5

推定値

*3

運転開始後
80 年時点の鉄筋の腐食減量

92.7

67.7

84.6

84.5

59.9

86.5

86.5

90.1

90.1

90.1

79.6

91.5

91.5

91.5

評価基準値*4（単位：×10-4g/cm2）*1 高経年化技術評価実施プラント（廃炉プラント，高経年化技術評価未実施プラント除く）*2 高経年化技術評価報告書に記載されている評価対象部位*3 鉄筋位置での塩化物イオン濃度を森永式に適用し算定した各時点で鉄筋の腐食減量*4 コンクリートにひび割れが発生する時点での鉄筋の腐食減量。ただし，原子力規制委員会「実用発電用原子炉の運転の期間の延長の審査基準」における要求事項としては，「評価対象部位に塩分浸透による鉄筋腐食により有意なひび割れが発生しているか又は発生する可能性が認められる場合は，耐力評価を行い，その結果，当該部位を構成する部材又は構造体の耐力が設計荷重を上回ることを確認すること。」と記載されている。

評価対象部位*2

プラント*1

高経年化技術評価（運転開始後約 30 年時点）における鉄筋の腐食減量
調査時の運転開始
推定値*3
後経過年数

表 4.2-3 各プラントにおける鉄筋の腐食減量と評価基準値の関係

解説「プラント長期停止期間中における保全ガイドライン」の活用例

本解説は，本ガイドラインの[添付資料]及び[別添Ａ]で提供する，長期停止期間中に想定される経年劣化事象又は保全ポイントに関する知見を，長期停止期間中における保全活動（保管・点検及び起動前点検）の検討に活用する方法について例示したものであり，各事業者は，この活用例を参考にしながら，本ガイドラインの第 3～5 章の保全活動の検討を行うことができる。
なお，以下の活用例においては，活用者の表記について，「設備所管箇所」「保全活動とりまとめ箇所」のような一般化した記載としているが，実際の活用にあたっては，個別事業者で定めた組織の責任箇所に読み替えて活用する。

（活用例１）保管対策の検討への活用
以下では，第 3 章に基づき，添付資料①及び別添 A を活用し，新たに「特別な保全計画」を定め，系統単位で保管対策を検討する場合の活用例を示す。（１－１フロー参照）
なお,各事業者で既に採用している保管対策の有効性評価や保管対策の変更等の検討を行う場合においても，下記の例に準じて活用することができる。
（１）機能要求がない系統の選定
原子力発電所の保全活動とりまとめ箇所は，本ガイドラインの 2.1 節を踏まえ，長期停止期間中に使用しない構築物，系統及び機器を，系統単位で抽出する。
（２）保管対策対象系統及び保管対策（策）の検討
原子力発電所の保全活動とりまとめ箇所は，（１）で抽出した系統に属する機器のう
ち，本ガイドラインの 2.2 節の【解説３】で示すとおり，各事業者における保管対策の採用事例（例を表１に示す）やメーカー提案等を参考に，長期停止期間中においても劣化進展を抑制する必要がある保管対策対象系統及び保管対策（案）を検討する。
（３）保管対策（案）のチェック
以下のａ．～ｃ．の観点からチェックを行う。
なお，チェックの結果，系統単位で統一的な保管対策を設定できない場合は，当該系統を機器単位等に分解の上，（２）に戻り，保管対策（案）を改めて検討する。
ａ．添付資料①の知見の確認

解説-1

原子力発電所の設備所管箇所は，通常保全サイクルにおいて当該系統に属する機器に想定される経年劣化事象及び添付資料①の記載内容を参考に，当該系統において想定される
経年劣化事象を抽出する。
その上で，添付資料①の「理由」欄を参考に，（２）で定めた保管対策について，更に考慮する必要がある事項がないか確認する。（添付資料①の活用イメージ（一例）は，図１－２参照）
ｂ．別添 A に定める保全ポイントの反映
原子力発電所の設備所管箇所は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器については，別添
A に定める保全ポイントが長期停止期間中の保全活動として定められていることを確認する。
ｃ．運転経験の反映
原子力発電所の設備所管箇所は，別途入手した，長期停止期間中における運転経験に係る情報（トラブル等情報や CAP 情報）を元に，当該系統に属する機器に対し，ａ．ｂ．に加え，更に保管対策への反映が必要なものがないか確認する。
（４）保管対策の決定
原子力発電所の保全活動とりまとめ箇所は，（３）の検証結果を踏まえ，保管対策を決
定する。

解説-2

表１
主な保管対策

保管対策の例

説明

対象構築物，系統及び機器
（例）

満水保管

水質管理を適切に行うことで，腐食の原子炉圧力容器進展を抑制する。
系統配管等を脱気水やヒドラジン水

2 次系配管（PWR）

等で満たすことで，溶存酸素による腐食の進展を抑制する。
乾燥保管

乾燥状態で保管することで，溶存酸素

タービンや結露等による腐食の進展を抑制する。
塗膜管理

適宜塗膜の健全性を目視点検により原子炉格納容器

確認する。
作動確認

軸受固着（油切れ）の抑制の観点から， 回転機器全般（定期運転,ター

定期的に作動させる。

ニングを含む）解説-3

全ての機器・構造物

No(1)長期停止期間中に
使用しない
Yes

No

(2)劣化影響等を踏まえ保管対策が必要Yes(2) 保管対策（案）の決定＜チェック項目＞
ａ．添付資料①の確認
ｂ．別添 A の反映
ｃ．運転経験
（ａ．ｂ．に加え反映すべ
き事項の確認）(3)チェックNo(3)保管対策（案）の見直しは不要Yes

保管対策対象外(4)保管対策の決定（補足）
保全の有効性評価等のタイミングで保管対策のチェックのみ実施する場合は，(2)を採用済みの保管対策に置き換え，フロー(3)以降を実施する。

図１－１

保管対策の検討フロー例

解説-4

腐食

要否
○

固着

〇

・・

ATENAガイド
停止中スクリーニング
長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定される経年劣化事象
理由想定される設備の例
ポンプ，容器，配管，弁等

保管状態でも，異物，塵埃の付着や潤滑油劣化等の可能性があり，想定が必要。
固着の原因として，錆の発生にも留意が必要。
なお，巡視点検による錆の発生状況の確認や熱負荷時等における作動確認等を実施することで，機能回復することが可能。

添付資料①の「想定される設備の例」を参考に，想定される経年劣化事象を抽出図１－２

ポンプ（軸受），配管サポート（メカニカルス
ナバ等），
支持脚（スライド脚），
弁（弁体等），
遮断器（操作機構）

チェック欄（イメージ）○○ポンプは，定期運転を計画しており，保管対策の内容に問題はない。

【事例（国内）】加温ヒータ停止によりほう酸が析出し弁が固着（NUCIA
通番 11578）
潤滑材の劣化により遮断器が固着（NUCIA通番 11906,
12762）

チェック欄を設け，理由欄を参考に，経年劣化管理の観点から保管対策（案）の内容に問題ないかチェックする添付資料①の活用イメージ（一例）（保管対策のチェック）

解説-5

（活用例２）点検の検討への活用
以下では，第 4 章に基づき，添付資料②を活用し，保全の有効性評価等のタイミングで長期停止期間中における点検計画等をチェックする場合の活用例を示す。（図２フロー参照）（１）使用条件が異なる機器の抽出
発電所設備所管箇所は，本ガイドラインの 2.3 節を踏まえ，現場での機器の使用状態（使用頻度や運用）の確認結果，添付資料②の「想定される機器の例」に記載されている情報等を参考に，通常保全サイクルと比べて使用条件が異なる機器を抽出する。
（２）点検計画等のチェック（１）で抽出された機器を対象に，添付資料②の知見を踏まえた点検計画となっているかチェックし，チェック結果を元に，点検計画又は使用条件の見直しを検討する。

点検対象機器・構造物

No(1)通常保全サイクルと比べ使用条件が異なる
Yes(2)添付資料②の知見が点検計画に反映されていない

No

Yes

点検計画又は使用条件の見直しの検討

図２

チェック完了点検計画等のチェックのフロー例

解説-6

発行者：原子力エネルギー協議会
問合せ先 contact@atena-j.jp