資料２－６

資料２－１の一部改訂について（当該部抜粋）
6 月 10 日原子力規制委員会において、意見交換会における議論の状況について、中間報告されました。その中で、取替困難機器等に関する主な論点（別添２）として、「劣化事象の分類について、国内既設プラントの高経年化技術評価において評価されている事象と対応がとれていない。高経年化技術評価の評価と異なる分類を新たに作ることは、規制対応における混乱を招くのではないか。
」との意見をいただいています。
これも踏まえて、ATENA ガイド分類と高経年化技術評価における分類の対応を整理し、その結果、従前「分類 4」と整理していた事象のうち、長期停止期間中に保全活動が必要となる経年劣化事象を「分類 4」とし、それ以外を「分類 4’」に整理する等の見直しを行いました。
（追加資料、P2-3）
また、これに伴い、「摩耗」等の一部の事象と部位について、分類 4 と 5 を再整理しました。
6 月 8 日付事前提出資料の改訂箇所は、下表のとおりです。
該当資料

改訂内容

頁

新規追加資料（PLM 評価分類との対応）

表９の次の頁に、ATENA ガイドラインにおける別添 A の分類と PLM 評価書における事象分類の関係を説明する資料を追加。
「分類 5」に整理していた「摩耗」は、長期停止期間中に大きな地震が発生した場合には、長期停止期間中に点検を行うため、長期停止期間中の保全活動を伴う経年劣化事象である「分類 4」に分類するよう見直した。
また、これまで「分類 4」に整理していた「クラッド下層部のき裂」「腐食（コンクリート埋設部）」は長期停止期間中に経年劣化要因がないため、通常運転サイクルの点検を継続するものであり、長期停止期間中の保全活動を伴うものではないことから、後者を「分類 4’」と再整理した。

P2-3

なお、上記の見直しに伴い、資料２－４の対
象経年劣化事象の記載を見直し。
資料２－１表９の分類見直しに伴い、別紙４
分類の記載に反映（例：「3 無①」）。

P10-13

資料２－１
表９ 別添 A において整理した分類の凡例と考え方（第４回会合からの見
直し案）

資料２－１
別紙４ ATENA ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係（原子炉圧力容器（PWR））

P8-9

P14-32以1上ATENA ガイドと高経年化技術評価書の事象分類の関係性
表９に示す ATENA ガイドの分類（見直し案）の考え方と高経年化技術評価書の分類の考え方については、下表の通り。
ATENA ガイドの分類

高経年化技術評価書における分類例との比較（見直し案）
1

長期停止期間中の経年劣－（該当なし）化の発生・進展がプラン
トの長期運転において機器・構造物の機能維持に影響を及ぼすおそれがある。
2

適切な保全活動を行うこ

高経年化対策上着目すべき経年劣化事象（※１）のうち、冷温停止とによって、経年劣化は状態を維持する場合に進展が想定されるもの

停止期間中にも発生・進展するが有意ではない。
3

適切な保全活動を行うことによって、経年劣化の発生・進展が想定されない又は極めて小さい

41) 想定した劣化傾向と実際の劣化傾向の乖離が考えがたい経年劣化事象であって、想定した劣化傾向等に基づき適切な保全活動を行っているもの（※２）

経年劣化の

経年劣化の

2) 現在までの運転経験

①

発生・進展

発生・進展

や使用条件から得られた

いるもの

が想定され

の程度を確

材料試験データとの比較

ない又は極

認するた

等により、今後も経年劣

めて小さ

め、長期停

化の進展が考えられな

い。

止期間中に

い、又は進展傾向が極め

点検を実て小さいと考えられる経施。

年劣化事象（※３）

4’

②

長期停止期

保全によりその傾向を確認して

①以外

間中に点検
を実施する
もの以外
5

長期停止期間中に経年劣

通常時は高経年化対策上着目すべき経年劣化事象であるが、冷温化要因がないため、経年停止状態を維持する場合に進展が想定されないもの

劣化の発生・進展が想定
されない。
（※１）
：主要６事象（低サイクル疲労、中性子照射脆化、照射誘起型応力腐食割れ、２相ステンレス鋼の熱時
効、電気・計装品の絶縁低下、コンクリートの強度低下及び遮蔽能力の低下）及び主要６事象以外で表中の 1）2)に該当しない事象

2

（※２）：実用発電用原子炉施設における高経年化対策審査ガイド（平成２８年１１月２日改正、原子力規制庁）のうち、３．（１）⑪ⅰ（次ページ参照）のイに該当する事象（※３）：実用発電用原子炉施設における高経年化対策審査ガイド（平成２８年１１月２日改正、原子力規制庁）のうち、３．（１）⑪ⅰ（次ページ参照）のロ又はハに該当する事象（参考）【実用発電用原子炉施設における高経年化対策実施ガイド（平成２９年９月２０日改正、原子力規制庁）の３．
１④抜粋】④ 高経年化技術評価の機器・構造物に発生するか又は発生が否定できない経年劣化事象を抽出し、その発生・進展について評価を行い、高経年化対策上着目すべき経年劣化事象を抽出すること。
ただし、高経年化技術評価の機器・構造物に発生するか又は発生が否定できない経年劣化事象のうち、以下に示す事象のいずれにも該当しないものであって、日常的な保守管理において時間経過に伴う特性変化に対応した劣化管理が的確に行われている経年劣化事象（以下「日常劣化管理事象」という。）については、その発生・進展について評価を行い、高経年化対策上着目すべき経年劣化事象を抽出することを要しない。この場合、当該日常劣化管理事象の劣化傾向監視等劣化管理の考え方、方法、計画及び実績を⑩の
高経年化技術評価書において明確にすること。
・ 低サイクル疲労
・ 中性子照射脆化
・ 照射誘起型応力腐食割れ
・ ２相ステンレス鋼の熱時効・ 電気・計装品の絶縁低下
・ コンクリートの強度低下及び遮蔽能力低下【実用発電用原子炉施設における高経年化対策審査ガイド（平成２８年１１月２日改正、原子力規制庁）の３．
（１）⑪ⅰ抜粋】⑪高経年化対策上着目すべき経年劣化事象の抽出
高経年化対策上着目すべき経年劣化事象を抽出しているかを審査する。
○視点・着眼点
経年劣化事象による性能低下が予測から乖離する可能性があるかどうかを評価し、高経年化対策上着
目すべき経年劣化事象を抽出していること。
ⅰ 下記のいずれかに該当する経年劣化事象を⑧で抽出した経年劣化事象から除外し、「高経年化対策
上着目すべき経年劣化事象」を抽出しているか。
イ 想定した劣化傾向と実際の劣化傾向の乖離が考えがたい経年劣化事象であって、想定した劣化傾向等に基づき適切な保全活動を行っているもの。
ロ 現在までの運転経験や使用条件から得られた材料試験データとの比較等により、今後も経年劣化の進展が考えられない、又は進展傾向が極めて小さいと考えられる経年劣化事象。
ハ 冷温停止状態が維持されることを前提とした評価において、現在までの運転経験や使用条件から得られた材料試験データとの比較等により、実施ガイド３．２③に規定する日以降において経年劣化の進展が考えられない経年劣化事象。
※「実施ガイド３．２③に規定する日」とは、高経年化技術評価の結果に基づき策定される長期施設管理方針の運用期間の始期であり、運転開始後３０年又は４０年、５０年を経過する日

3

5

4

3

2

1

想定されない（経年劣化要因がない）

経年劣化の発生・進展が【コンクリート構造物】

想定されない又は極めて小さい※３

いもの。

定されない又は極めて小さ

有意ではない、もしくは想の経年劣化の発生・進展がによって、長期停止期間中

適切な保全活動を行うことある。

持に影響を及ぼすおそれがいて機器・構造物の機能維がプラントの長期運転にお長期停止期間中の経年劣化

説明・コンクリートの強度低下（放射線照射）・コンクリートの強度低下・遮蔽能力低下（熱）【コンクリート構造物】

・疲労割れ、摩耗【原子炉格納容器】

・低サイクル疲労、中性子照射脆化、摩耗、FAC【原子炉圧力容器】

い又は極めて小さいもの。

の発生・進展が想定されな

無②

無①

有

分類

長期停止期間中の経年劣化

－※９

○※８

◎

※７※10

◎※６

該当なし※４②劣化の状況
を点検の強度低下（凍結融解）

－※９

－※８

◎

※７※10

－※５

該当なし※４① 保管対策

長期停止期間中の保全活動

ATENA ガイドライン 別添 A の分類

・コンクリートの強度低下（アルカリ骨材反応）・コンクリート

・コンクリートの強度低下（機械振動）・腐食（コンクリート埋設部）【原子炉格納容器】

・クラッド下層部のき裂【原子炉圧力容器】

・腐食（円筒部等）（保全①塗膜、②塗膜点検）【原子炉格納容器】

・応力腐食割れ（保全①水質管理、②水質点検（間接的に確認））

・ピッティング（保全①養生、②点検）

・腐食（全面腐食）（基礎ボルト）（保全①空調運転等、②点検）

点検（間接的に確認））

・腐食（全面腐食）（主蒸気ノズル等）（保全①水質管理、②水質【原子炉圧力容器】

・コンクリートの強度低下（塩分浸透）（保全②点検・補修等）

・コンクリートの強度低下（中性化）（保全②点検・補修等）【コンクリート構造物】

該当なし

対象機器・構造物及び経年劣化事象

経年劣化の発生・進展が想定されない又は極めて小さい※２

経年劣化の発生・進展が適切な保管対策を行うことによって※１

経年劣化の発生・進展が有意ではない

構造物の機能維持に影響を及ぼす）（プラントの長期運転において機器・

経年劣化の発生・進展が有意である

説明

長期停止期間中の経年劣化の発生・進展の程度

分類

別添 A において整理した分類の凡例と考え方

別添 A 対象機器・構造物において長期停止期間中に想定される経年劣化 （参照：技術ベース資料別紙４）

表９

－※９

▲事象

△事象

○事象

△事象

○事象

－※４

（参考）※11
長期停止中
保全活動のPLM 上の扱い※６：長期停止期間中の経年劣化の程度について評価した結果有意ではないが、停止中の進展の状況を確認し必要により補修等を行うために、長期停止期間中に実施することが必要な点検。

※５：コンクリート中性化等については、長期停止期間中の経年劣化の管理のために、分類３にあげるような必要な保管対策はないため、「－」と表記。

※４：該当する機器・構造物及び経年劣化事象がなく、長期停止期間中の保全活動①②及び PLM 評価書上の事象凡例として挙げられるものはないため、「－」とし、記載を省略。

定されない、又は極めて小さいと考えられるものを、本欄に整理。（別紙４参照）。

※３：経年劣化要因は有るが、長期停止期間中に保管対策を行わなくても、設計・製作段階において経年劣化要因を排除しており経年劣化の発生・進展が想定されない、もしくは既に有意な経年劣化要因がないことが確認されており、経年劣化の発生・進展が想※２：長期停止期間中の保管対策を行うことにより、長期停止期間中の経年劣化が、メカニズム的に想定されない又は抑制可能で極めて小さいと考えられるものを、本欄に整理。
（別紙４参照）※１：経年劣化の程度について、20 年の停止期間（計 80 年の期間）を仮定して劣化の進展傾向及び余裕を評価した結果、プラント長期運転期間中の機能維持に対し余裕があり影響を及ぼさないことを確認した経年劣化事象は、本欄に整理。（別紙４参照）。

（添付①③：
×）無（添付①③：○）

有期停止期間中の経年劣化要因の有無

添付資料①③
分類（第 4 回会合提出版）

4

5

管理対象）
、▲：高経年化対策上着目すべき経年劣化事象ではない事象（日常劣化管理対象外））※１１：長期停止期間中の保全活動（◎、〇）を対象として、国内既設プラントの至近の PLM 評価書において評価されている事象凡例を示す。
（〇：高経年化対策上着目すべき経年劣化事象、△：高経年化対策上着目すべき経年劣化事象ではない事象（日常劣化※１０：ATENA ガイドライン別添 A において、保全ポイントとして「◎」に該当する保全活動を推奨。また、必要に応じて、補修等（再稼働後の補修等を含む）により機能回復を実施。

※９：長期停止期間中に経年劣化要因がなく、保全活動①②として挙げられるものはないため、「－」と表記。また、PLM 評価書上の保全活動の扱いは「－」とし、記載を省略。

ている点検を長期停止期間中に限らず再稼働後に実施することも含めて継続する点検であり、分類２・３で行う点検と目的が異なるため、「○」と表記。

※８：長期停止期間中の経年劣化の発生・進展が想定されない又は極めて小さく、①保管対策は不要であるため、「－」と表記。また、②は、経年劣化の発生・進展が想定されない又は極めて小さいことを確認するために必要な点検。通常保全サイクルで行われ※７：長期停止期間中の経年劣化の発生・進展を極めて小さい等の程度に抑制するために必要な保管対策、及び保管対策の効果を確認するために必要な点検。

6

5

4

3

2

1

分類

想定されない（経年劣化要因がない）

経年劣化の発生・進展が・コンクリートの強度低下（放射線照射）・コンクリートの強度低下・遮蔽能力低下（熱）【コンクリート構造物】

・疲労割れ、摩耗【原子炉格納容器】

・低サイクル疲労、中性子照射脆化、摩耗、FAC【原子炉圧力容器】

・コンクリートの強度低下（凍結融解）

・コンクリートの強度低下（アルカリ骨材反応）・コンクリートの強度低下（機械振動）

－※９

－※９

5

ないため、発生・進展が想定されない。

長期停止期間中に経年劣化の要因がるため、通常サイクルの点検を継続。

経年劣化の発生・進展の程度を確認す展が想定されない又は極めて小さい。

【コンクリート構造物】

展が想定されない又は極めて小さい。

長期停止期間中の経年劣化の発生・進

適切な保全活動を行うことによって、するが有意ではない。

経年劣化は停止期間中にも発生・進展

適切な保全活動を行うことによって、おそれがある。

器・構造物の機能維持に影響を及ぼす展がプラントの長期運転において機長期停止期間中の経年劣化の発生・進説明

想定されない又は極めて小さい※３

4

3

2

1

分類

長期停止期間中の経年劣化の発生・進

○※８

◎※７

◎※６

該当なし※４②劣化の状況
を点検

別添 A の分類

・腐食（コンクリート埋設部）

－※８

◎※７

－※５

該当なし※４① 保管対策ATENA ガイドライン【原子炉格納容器】

・クラッド下層部のき裂【原子炉圧力容器】

・腐食（円筒部等）（保全①塗膜、②塗膜点検）【原子炉格納容器】

・応力腐食割れ（保全①水質管理、②水質点検（間接的に確認））

・ピッティング（保全①養生、②点検）

・腐食（全面腐食）（基礎ボルト）（保全①空調運転等、②点検）

点検（間接的に確認））

・腐食（全面腐食）（主蒸気ノズル等）（保全①水質管理、②水質【原子炉圧力容器】

・コンクリートの強度低下（塩分浸透）（保全②点検・補修等）

・コンクリートの強度低下（中性化）（保全②点検・補修等）【コンクリート構造物】

該当なし

対象機器・構造物及び経年劣化事象

長期停止に伴う保全活動◎：ATENA ガイド保全ポイント（参照：技術ベース資料別紙４）

経年劣化の発生・進展が想定されない又は極めて小さい※２

経年劣化の発生・進展が適切な保管対策を行うことによって有意ではない※１

経年劣化は停止期間中にも発生・進展するがの機能維持に影響を及ぼすおそれがある。）（プラントの長期運転において機器・構造物

経年劣化の発生・進展が有意である

説明

長期停止期間中の経年劣化の発生・進展の程度

別添 A 対象機器・構造物において長期停止期間中に想定される経年劣化

別添 A において整理した分類の凡例と考え方（第４回会合からの見直し案）※６：長期停止期間中の経年劣化の程度について評価した結果有意ではないが、停止中の進展の状況を確認し必要に応じた補修等を行うために、長期停止期間中に実施することが必要な点検。

※５：コンクリート中性化等については、長期停止期間中の経年劣化の管理のために、分類３にあげるような必要な保管対策はないため、「－」と表記。

※４：該当する機器・構造物及び経年劣化事象がなく、長期停止期間中の保全活動①②として挙げられるものはないもの。

定されない、又は極めて小さいと考えられるものを、本欄に整理。（別紙４参照）。

※３：経年劣化要因は有るが、長期停止期間中に保管対策を行わなくても、設計・製作段階において経年劣化要因を排除しており経年劣化の発生・進展が想定されない、もしくは既に有意な経年劣化要因がないことが確認されており、経年劣化の発生・進展が想※２：長期停止期間中の保管対策を行うことにより、長期停止期間中の経年劣化が、メカニズム的に想定されない又は抑制可能で極めて小さいと考えられるものを、本欄に整理。
（別紙４参照）※１：経年劣化の程度について、20 年の停止期間（計 80 年の期間）を仮定して劣化の進展傾向及び余裕を評価した結果、プラント長期運転期間中の機能維持に対し余裕があり影響を及ぼさないことを確認した経年劣化事象は、本欄に整理。（別紙４参照）。

（添付①③：
×）無（添付①③：○）

有期停止期間中の経年劣化要因の有無

添付資料①③
分類

表９（第 5 回会合向け事前提出版（6/8 提出））
（赤字：第 4 回会合からの変更点）

7が発生・進展するものではなく、発生回数も少ないことから，停止期間中に摩耗の発生・進展は想定されないため分類５と整理。長期停止期間中に大きな地震が発生した場合には、機能に影響を与えるような損傷がないことを点検により確認する。

※９：長期停止期間中に経年劣化要因がなく、保全活動①②として挙げられるものもないため、「－」と表記した。なお、原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の「摩耗」については、地震時のみ摺動するものであり，長期停止中における経年的な影響により摩耗（コンクリート埋設部）：格納容器漏えい率試験、コンクリートの強度低下（機械振動、アルカリ骨材反応、凍結融解）；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。

ている点検を継続するもの（長期停止中に点検するもの、再稼働後に点検するものを含む）であり、分類２・３で行う点検と目的が異なるため、「○」と表記。具体的に通常保全サイクルから継続する点検として、クラッド下層部のき裂：特別点検、腐食※８：長期停止期間中の経年劣化の発生・進展が想定されない又は極めて小さく、①保管対策は不要であるため、「－」と表記。また、②は、経年劣化の発生・進展が想定されない又は極めて小さいことを確認するために必要な点検。通常保全サイクルで行われ※７：長期停止期間中の経年劣化の発生・進展を極めて小さい等の程度に抑制するために必要な保管対策、及び保管対策の効果を確認するために必要な点検。

8

5

4´

上記以外

長期停止期間中に経年劣化要因がないため、経年劣化の発生・進展が想定されない

経年劣化
の発生・
進展が想
定されな
い又は極
めて小さ
い※３

3

4

適切な保管対策を行うことによって経年劣化の発生・進展が想定されない又は極めて
小さい※２

2

長期停止期
間中に経年
劣化要因が
あるため、点
検によりそ
の傾向を確
認する

経年劣化は停止期間中にも発生・進展するが有意ではない※１

1

－※９

－※９

【原子炉圧力容器】
・低サイクル疲労（PWR（冷却材入口管台等）、BWR（ノズル、セーフエンド等））
・中性子照射脆化（PWR（下部胴等）、BWR（胴部（炉心領域部）））
・腐食（FAC）（BWR（主蒸気ノズル等））【原子炉格納容器】
・疲労割れ（PWR（トップドーム部等）、BWR（ダイヤフラムフロアーシールベローズ、ベント管ベローズ））【コンクリート構造物】
・熱（コンクリートの強度低下）
・放射線照射（コンクリートの強度低下）
・熱（コンクリートの遮蔽能力低下）

－※８

◎※７

【原子炉圧力容器】
・クラッド下層部のき裂（PWR（下部胴等）、BWR（胴部等））【原子炉格納容器】
・腐食（PWR（コンクリート埋設部（スタッド含む））、BWR（基礎ボルト（コンクリート埋設部）））【原子炉圧力容器】
・腐食（全面腐食）（BWR（主蒸気ノズル等））（①水質管理、②水質点検（間接的に確認））
・腐食（全面腐食）（BWR（基礎ボルト））（①空調運転等、②点検）
・ピッティング（PWR（上部胴フランジ））（①養生、②点検）
・応力腐食割れ（PWR（冷却材入口管台等）、BWR（計装ノズル等））（①水質管理、②水質点検（間接的に確認））【原子炉格納容器】
・腐食（PWR（トップドーム部、円筒部）、BWR（ドライウェル、サプレッションチェンバ（円筒部等）等））（①塗膜、②塗膜点検）【コンクリート構造物】
・機械振動（コンクリートの強度低下）
・アルカリ骨材反応（コンクリートの強度低下）
・凍結融解（コンクリートの強度低下）【原子炉圧力容器】
・摩耗（摺動部）（BWR（スタビライザブラケット、スタビライザ））【原子炉格納容器】
・摩耗（BWR（スタビライザ等））【コンクリート構造物】
・中性化（コンクリートの強度低下）（②点検・補修等）
・塩分浸透（コンクリートの強度低下）（②点検・補修等）－※５

該当なし※４

経年劣化の発生・進展が有意である（プラントの長期運転において機器・構造物の機能維持に影響を及ぼすおそれがある。
）
該当なし① 保管対策説明

対象機器・構造物及び経年劣化事象分類

長期停止期間中の経年劣化の発生・進展の程度

－※９

－※９

○※８

◎※７

◎※６

該当なし※４②劣化の状
況を点検

長期停止に伴う保全活動◎：ATENA ガイド保全ポイ
ント

別添 A 対象機器・構造物において長期停止期間中に想定される経年劣化 （参照：技術ベース資料別紙４）

別添 A において整理した分類の凡例と考え方（第４回会合からの見直し案）

5

4´

4

3

2

1

分類

説明

別添 A の分類

長期停止期間中に経年劣化の要因がないため、発生・進展が想定されない。

長期停止期間中の経年劣化の発生・進展が想定されない又は極めて小さい。
（経年劣化の発生・進展の程度を確認するため、長期停止期間
中に点検を実施するもの以外）

長期停止期間中に経年劣化要因があるが、長期停止期間中の経年劣化の発生・進展が想定されない又は極めて小さい。
経年劣化の発生・進展の程度を確認するため、長期停止期間中に点検を実施。

適切な保全活動を行うことによって、長期停止期間中の経年劣化の発生・進展が想定されない又は極めて小さい。

長期停止期間中の経年劣化の発生・進展がプラントの長期運
転において機器・構造物の機能維持に影響を及ぼすおそれがある。
適切な保全活動を行うことによって、経年劣化は停止期間中にも発生・進展するが有意ではない。

ATENA ガイドライン※２：長期停止期間中の保管対策を行うことにより、長期停止期間中の経年劣化が、メカニズム的に想定されない又は抑制可能で極めて小さいと考えられるものを、本欄に整理。
（別紙４参照）※１：経年劣化の程度について、20 年の停止期間（計 80 年の期間）を仮定して劣化の進展傾向及び余裕を評価した結果、プラント長期運転期間中の機能維持に対し余裕があり影響を及ぼさないことを確認した経年劣化事象は、本欄に整理。（別紙４参照）。

（添付①③：
×）無（添付①③：○）

有長期停止期間中の経年劣化要因の有無

添付資料①③
分類

表９（第 5 回会合（6/12）提出版）（6/8 事前提出資料からの変更箇所のうち、分類見直しを赤字、記載の適正化（対象機器・構造物の明確化等）を青字で示す）

9

摩耗の発生・進展は想定されないため分類５と整理。長期停止期間中に大きな地震が発生した場合には、機能に影響を与えるような損傷がないことを点検により確認する。

化要因がないため「－」と表記。なお、原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の「摩耗」については、地震時のみ摺動するものであり，長期停止中における経年的な影響により摩耗が発生・進展するものではなく、発生回数も少ないことから，停止期間中に※９：長期停止期間中に経年劣化要因がなく、保全活動①②として挙げられるものもないため、「－」と表記した。なお、「分類４’」については、添付資料①③では経年劣化要因があるが、機器と部位を特定した場合には別紙４の通り、長期停止期間中に経年劣

地震時のみ摺動するものであり、地震時の摺動回数も少ないことから、摩耗の発生・進展の可能性は小さいが、長期停止期間中に大きな地震が発生した場合には、機能に影響を与えるような損傷がないことを点検により確認。

腐食（コンクリート埋設部）：格納容器漏えい率試験、コンクリートの強度低下（機械振動、アルカリ骨材反応、凍結融解）；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。また、原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の「摩耗」については、われている点検を継続するもの（長期停止中に点検するもの、再稼働後に点検するものを含む）であり、分類２・３で行う点検と目的が異なるため、「○」と表記。具体的に通常保全サイクルから継続する点検として、クラッド下層部のき裂：特別点検、※８：長期停止期間中の経年劣化の発生・進展が想定されないため又は極めて小さく、①保管対策は不要であるため、「－」と表記。また、②は、経年劣化の発生・進展が想定されない又は極めて小さいことを確認するために必要な点検。通常保全サイクルで行※７：長期停止期間中の経年劣化の発生・進展を極めて小さい等の程度に抑制するために必要な保管対策、及び保管対策の効果を確認するために必要な点検。

※６：長期停止期間中の経年劣化の程度について評価した結果有意ではないが、停止中の進展の状況を確認し必要に応じた補修等を行うために、長期停止期間中に実施することが必要な点検。

※５：コンクリート中性化等については、長期停止期間中の経年劣化の管理のために、分類３にあげるような必要な保管対策はないため、「－」と表記。

※４：該当する機器・構造物及び経年劣化事象がなく、長期停止期間中の保全活動①②として挙げられるものはないもの。

定されない、又は極めて小さいと考えられるものを、本欄に整理。（別紙４参照）。

※３：経年劣化要因は有るが、長期停止期間中に保管対策を行わなくても、設計・製作段階において経年劣化要因を排除しており経年劣化の発生・進展が想定されない、もしくは既に有意な経年劣化要因がないことが確認されており、経年劣化の発生・進展が想（6/8 事前提出資料からの変更箇所を赤字で示す）

資料２－４

長期停止期間中の経年劣化影響に関する分類（ATENA 分類）とPLM 評価書における分類について

１．はじめに
前回会合にて、ATENA の技術ベース資料の表９に示した長期停止期間中の経年劣化影響に関する分類について、以下の意見を頂いた。
・ガイドにおいて、保全の目的別に「分類３」「分類４」を分ける必要性がないのではないか。
・ATENA 分類で使用している「劣化の発生・進展が考えられない／極めて小さい」は、
PLM 評価書の用語と整合していないのではないか。
本資料では、特に「分類４」に着目し、保全活動の分類、PLM 評価書の事象分類との関係について説明する。

２．保全活動の分類について（補足）「分類４」は、長期停止期間中の保全活動が必要な事象と必要としない事象を同じ分類に整理していたため、資料２－６のとおり、前者を「分類４」、後者を「分類４‘」と再整理している。以下、再整理後の「分類４」について説明する。
「分類４」の事象に係る保全活動は、いずれも、通常保全サイクルから継続する点検として、経年劣化の発生・進展の程度を確認するために行う必要がある点検である。
これら分類４の点検は、経年劣化の進展の状況を確認するために必要な点検（分類２）
や、劣化抑制のために行う保管対策の効果を確認するために必要な点検（分類３）とは、保全活動の目的がそれぞれ異なるものと捉え、ATENA ガイドラインでは細分化して分類している。
これは、ATENA ガイドラインにおいては、長期停止期間中にも進展するコンクリート中性化等に対する点検（分類２）、及び、適切な保管対策がなければ有意に進展する可能性があるもの（分類３）に係る保全活動を、停止期間中の保全ポイントとして定めることが重要であると考えており、劣化の進展が無いことを確認するための点検である分類４の事
象に係る保全活動と分けているものである。
なお、分類４の保全活動についても、PLM 技術評価書の整理と同様に、プラントの安全機能確保のために必要な保全活動であることには変わりないため、分類４に係る点検のう
ち、長期停止期間中も継続して行う必要があるものについては、事業者の長期停止期間中の施設管理活動のインプット情報として確実に入力されるよう、ATENA ガイドラインの「長期停止期間中の経年劣化影響と保全ポイント」の表の備考欄に点検の必要性を記載している。

10

３．PLM 評価書の事象分類との関係について
表１に、ATENA 技術ベース資料で[分類４：経年劣化の発生・進展が想定されない又は極
めて小さい]と分類している経年劣化事象の PLM 評価書上の扱いを示す。
表１ 「分類４」事象の経年劣化影響について（PLM 評価書上の扱い）
経年劣化事象（機器・構造物）

PLM 評価書の扱い（冷温停止版 PLM 評価書より要旨を例示）

コンクリートの強度低下（機械 機械振動により機器のコンクリート基礎部への定着
振動）（コンクリート構造物）部の支持力が失われる場合、機械の異常振動やコンク
リート表面に有害なひび割れが発生するが、非常用ディーゼル発電機基礎の機器支持部表面にこれまでひび割れ等の異常はない。
健全性維持のため、ひび割れ等の目視確認を定期的に実施していくことが前提となる。
コンクリートの強度低下（アル 定期的な目視点検でこれまでアルカリ骨材反応起因
カリ骨材反応）（コンクリート構 のひび割れ等なし。使用骨材についてモルタルバー法
造物）による反応性試験により、反応性骨材でないことを確認している。
コンクリートの強度低下（凍結 ○建築学会指針(JASS5)に示される凍害危険度「ごく融解）（コンクリート構造物）
軽微」よりも危険度が小さい場合
凍害危険度が低いことを以て、高経年化対策上着目すべき経年劣化事象ではないと判断。
○凍害危険度「軽微」の場合使用しているコンクリートは凍結融解作用に対する抵抗性を確保するために有効な空気量を満足している。
定期的な目視点検においてもひび割れ等は認められていない。
摩耗（摺動部）（BWR（スタビライ 機器の移動を許容するサポートの摺動部材は，摩耗がザブラケット、スタビライザ）） 想定されるが，水平サポートであるスタビライザは，（原子炉圧力容器）
地震により摺動するものであり，発生回数が少ないことから，摩耗が発生する可能性は小さく，今後もこれらの傾向が変化する要因があるとは考え難い。
なお，スタビライザブラケット及びスタビライザ摺動部の目視点検において有意な摩耗は確認されていな
い。
摩耗（BWR（スタビライザ等））（原 スタビライザ，上部及び下部シアラグは摺動部を有し
子炉格納容器）ているため摩耗が想定されるが，地震等により摺動するものであり，発生回数が非常に少ないため，摩耗の進展はない。
分類４のいずれの事象についても、劣化の発生・進展の可能性が小さい事象として扱っ
ている。

11

（参考）
「分類４」⇒「分類４‘」と再整理した事象の経年劣化影響
経年劣化事象（機器・構造物）

PLM 評価書の扱い（冷温停止版 PLM 評価書より要旨を例示）

クラッド下層部のき裂（原子炉 溶接入熱を管理し溶接を実施しており，き裂の発生す圧力容器）
る可能性は小さいと評価。
（補足：運転期間延長認可申請を行う場合は特別点検を実施）
腐食（コンクリート埋設部）（原 鉄表面は不動態化しており、原子炉格納容器表面に塗子炉格納容器）膜がない状態でも腐食速度は極めて小さいと評価。

―以上―

12

（参考）
至近の PLM 評価においては、「高経年化対策上着目すべきでない事象」を対象に、以下に示す考え方で、日常劣化管理事象（△）と日常劣化管理事象以外（▲）に分類している。
[参考：泊発電所１号炉

PLM 評価書（抜粋）]

下線：△事象の定義、下線：▲事象の定義に該当。
2.2.3 高経年化対策上着目すべき経年劣化事象ではない事象
以下の事象（表 2.2-1 で△又は▲となっているもの）については想定される経年劣化事象であるが，
1) 想定した劣化傾向と実際の劣化傾向の乖離が考えがたい経年劣化事象であって，想定した劣化傾向等に基づき適切な保全活動を行っているもの
2) 現在までの運転経験や使用条件から得られた材料試験データとの比較等により，今後も経年劣化の進展が考えられない，又は進展傾向が極めて小さいと考えられる経年劣化事象に該当するものについては，高経年化対策上着目すべき経年劣化事象ではないと判断した。
上記の 1)に該当する事象又は 2)に該当する事象であるが保全によりその傾向が維持できていることを確認している事象（日常劣化管理事象）を以下に示す（略）
前述の 2)に該当する事象のうち，日常劣化管理事象を除く事象（日常劣化管理
事象ではない事象）を以下に示す。
・日常劣化管理事象（△）は、1）に該当する事象に加え、2)に該当する「劣化の進展が考えられない、又は進展傾向が極めて小さい事象」であるが、保全によりその傾向を確認しているものとしている。
・日常劣化管理事象以外（▲）は、2)に該当する「劣化の進展が考えられない、又は進展傾向が極めて小さい事象」のうち、△を除く事象としている。

以

13

上

14

等

労

5

5

影響有無

が存在すると材料の変形の際（転位の移動）の抵抗となり，破壊に対する抵
抗（靭性）の低下が生じる。この事象を中性子照射脆化と呼んでいる。

ー結果）,
中性子照射脆化 3（PLM 評価書

要は無く「5 無②」と分類する。

以上から，長期停止期間中の劣化要因として中性子照射脆化を考慮する必ることを確認している。（PLM 評価書（参考））とは，事業者の冷温停止維持を前提とした PLM 評価書においても示されていなお，参考として，冷温停止状態において中性子照射脆化の影響がないこ

年劣化影響技術レポート及び EPRI レビュー結果）

期停止の影響はないとされ，EPRI にも技術的に妥当と評価されている。（経また，経年劣化影響技術レポートにおいても，中性子照射脆化に対する長ないことから，中性子の照射による影響を考慮する必要はない。

長期停止期間中においては運転中のような燃料の核分裂反応が起こってい原子クラスタ形成や粒界偏析などのミクロ組織変化が生じ，このような欠陥

中性子照射脆化 2（EPRI レビュ（参考）

分裂反応により発生する中性子の照射を受けるとボイドや転位ループ，溶質

技術レポート）,い原子炉圧力容器に使用されている低合金鋼については，運転中に燃料の核要は無く「5 無②」と分類する。

以上から，長期停止期間中の劣化要因として低サイクル疲労を考慮する必れていることを確認している。（PLM 評価書（参考））とは，事業者の冷温停止状態の維持を前提とした PLM 評価書においても示さ

なお，参考として，冷温停止状態において低サイクル疲労の影響がないこ

影響技術レポート及び EPRI レビュー結果）

る影響はないとされ，EPRI にも技術的に妥当と評価されている。（経年劣化

経年劣化影響技術レポートにおいても，長期停止が低サイクル疲労に与えい。

力変動は発生しないことから，低サイクル疲労の進展を想定する必要はな

長期停止期間中においてはプラント起動・停止等のような大きな温度・圧全性が確認されている。

線の影響を受けな

中性子照射脆化 1（経年劣化影響

可申請書や PLM 評価書においては，プラント起動・停止等の大きな温度・圧考））－

低サイクル疲労に対する健全性を確保する必要がある。建設時の工事計画認

疲労割れ 3（PLM 評価書（参停止期間中は放射の管台部などの形状不連続部は応力が集中しやすいために運転期間を通して

果）,

力変動の発生回数に基づき運転期間を通した疲労の蓄積程度が評価され，健と材料に局所的かつ微小な変形が蓄積する疲労現象である。原子炉圧力容器

疲労割れ 2（EPRI レビュー結低サイクル疲労は，プラントの運転状態（例：起動・停止等）の温度や圧補足説明事項がない

疲労割れ 1（経年劣化影響技術レ

根拠とする技術ベース＊2

力の変化（過渡）によって生じる応力の変動が繰り返され，比較的ゆっくり

備考

ポート）,

－

長期停止期間中の保全ポイント

別紙４

な圧力・温度変動

停止期間中は大き説明

長期停止期間中の経年劣化影響＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

化

下部胴等

冷却材入口管台

低サイクル疲

中性子照射脆想定される部位

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係（原子炉圧力容器（PWR））

ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

（6/8 事前提出資料からの変更箇所を赤字で示す）

15

下部胴等

4’

3

影響有無

ついて，材料変更や応力改善が図られており，SCC の発生を抑制する対策が施されている。例えば冷却材出入口管台や炉内計装筒に対してピーニングが実施され，応力条件が改善されているプラントや，冷却材出入口管台の接液部に，文献 SCC3 の通り，耐 SCC 性の高い 690 系ニッケル基合金のクラッド施工が実施され，材料条件が改善されているプラントがある。（文献 SCC3）SCC5（EPRI レビュー結果）

内に一次冷却材を保有した状態での保管（※２）：経年劣化
影響技術レポート［(2)応力腐食割れ5)プラント長期停止の影響]参照等が適正な水準に維持されていることを適宜確認す
る）の温度は 100℃未満と低く，一次冷却材を保有した状態

では応力腐食割れの発生，進展の可能性は極めて小さ

いが，水質管理を適切に行うことは長期停止期間中においては，運転中と比べて温度が低くなる一方で，PWR

国内の全 PWR プラントの原子炉圧力容器においては，材料の化学成分を踏とで，き裂の発生能性は小さい。（文献 UCC1）

クラッド施工されているため，製作時にクラッド下層部のき裂が発生する可まえ，製作時に溶接入熱を管理しクラッド下層部にき裂が発生しない領域でないことによって，局部的にき裂が発生することが懸念されるものである。

入熱を管理するこを防止している

用いられている低合金鋼にクラッドを施工する際に溶接施工条件が適切ではクラッド下層部のき裂は，原子炉圧力容器の製作時に，原子炉圧力容器にきる。

い検査することで，継続的に機能が維持されていることを確認することがで

なお，通常保全サイクル復帰後も，日常保全として，ISI プログラムに従「長期停止期間中の点検結果」の通り管理されている。

て「水質管理」を確実に行うことを推奨する。各プラントの水質は，別頁のれ，機能維持が可能であることから「3 無①」と分類し，保全ポイントとしことを前提とすれば，SCC が発生，進展する可能性は極めて小さいと判断さ以上から，長期停止期間中に適切な水質管理が保全として実施されている

化影響技術レポート及び EPRI レビュー結果）

動により管理可能であることは EPRI にも妥当性が確認されている。（経年劣により管理可能であるとされている。更に，長期停止期間中の SCC が保全活

は SCC の感受性が小さいことが述べられるとともに，SCC は通常の保全活動

また，経年劣化影響技術レポートにおいても，100℃未満の環境において件から SCC の発生を抑制することができる。（文献 SCC1,2）

間中においても，運転中と同様，適切な水質管理を実施することで，環境条

SCC の感受性が極めて小さいことが示されている。したがって，長期停止期

環境下においては，溶存酸素濃度 8ppm においても 100℃未満の低温環境ではことが想定される。しかしながら，文献 SCC1,2 によると，管理された水質においては溶存酸素濃度が大きくなり，飽和溶存酸素量として 8ppm になるは，製作時に溶接

国内プラントで２）必要（※１）（※

UCC1

基合金を使用した部位に SCC 発生の懸念が大きいことから，国内の全 PWR にト）,

在，原子炉圧力容器（塩素イオン濃度

水（一次冷却材）－ができる。

SCC4（経年劣化影響技術レポー

通常保全サイクルにおいては，これまでの運転経験等から 600 系ニッケル

し，これらの３因子のうち１つを取り除くことによって発生を防止すること

SCC1,SCC2,SCC3,

停止期間中の保有ントにおいては，現

応力腐食割れ（SCC）は，材料と環境と応力条件が重畳した場合に発生補足説明事項（※１）：国内プラ根拠とする技術ベース＊2

行う

備考

長期停止期間中の保全ポイント
水質管理を適切に説明

長期停止期間中の経年劣化影響＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

部のき裂

クラッド下層

冷却材入口管台

応力腐食割れ等想定される部位

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

16

上部胴フランジ

ピッティング

3

影響有無

定は不要となる。
ジ面の一部にステンレス鋼クラッドが施されておらず，低合金鋼部分が原子炉キャビティに水張りを行う際に接液することから，低合金鋼部分の全面腐て保管する
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

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にならないが，シート面であることができる。また，上蓋を閉止する前には、腐食の発生がないことを確が必要

別頁の「長期停止期間中の点検結果」の通りである。

る」を推奨する。各プラントの長期停止期間中のフランジ面の点検状況は，管する」および「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

ポイントとして「ステンレス鋼クラッドのないフランジ面に養生を施して保れば，腐食を防止することが可能であることから「3 無①」と分類し，保全

以上から，長期停止期間中に適切な保全が実施されていることを前提とす

響技術レポート及び EPRI レビュー結果）

り管理可能であるとされ，EPRI にも妥当性が確認されている。（経年劣化影

更に，経年劣化影響技術レポートにおいても，腐食は通常の保全活動によ認するため当該部の点検を行うことが有効な保全となる。

そのようなプラントについては，保管対策として低合金鋼の接液を防ぐための養生を行うことで，長期停止期間中におけるフランジ面の発錆を防止す

抑制する保管管理

食の発生が懸念される。

一方で泊３号機を除く国内の PWR プラントでは，原子炉圧力容器のフラン

しかしながら，長期停止期間中において，上蓋が開放された状態で保管さ（発錆）の発生をることから，劣化れる場合は，当該部は狭隘部ではなくなることから当該のピッティングの想腐食 3（EPRI レビュー結果）

ジ面に養生を施し

おいてピッティンることによりピッティング（孔食）の発生が想定される。

ト）,ッドのないフラン上蓋が閉止している場合，上蓋と上部胴フランジのシール部が狭隘部であれていることを確認することができる。

わらず，定められた期間において特別点検を実施することで，機能が維持さ

なお，運転期間延長認可申請を行う場合には，長期停止期間中か否かに関く，「4’無②」と分類する。

以上から，長期停止期間中に特別に保管対策，点検を実施する必要はな

い長期停止期間中においては，き裂の進展について考慮する必要はない。

止等のような大きな温度・圧力変動がなく，有意な繰返し応力が付与されな

また，クラッド下層部にき裂が存在していたとしても，プラント起動・停

補足説明事項る場合は狭隘部に根拠とする技術ベース＊2

腐食 2（経年劣化影響技術レポー

備考

ステンレス鋼クラ

長期停止期間中の保全ポイント

上蓋を閉止してい説明

長期停止期間中の経年劣化影響＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

想定される部位

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

17

想定される部位

影響有無説明

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
備考

根拠とする技術ベース＊2

上蓋と上部胴フランジのシール部

補足説明事項ス タ ッド ボ ルト 締付 部
（ 一 部の プ ラン トを 除
い て ステ ン レス 鋼 クラッドが施されておらず，
上 蓋 を開 放 し原 子 炉キ
ャ ビ ティ に 水張 り を行
う 際 に低 合 金鋼 部 分が接液する。）＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

18

部）

5

5

影響有無

の影響を受けない

すると材料の変形の際（転位の移動）の抵抗となり，破壊に対する抵抗（靭性）の低下が生じる。この事象を中性子照射脆化と呼んでいる。

ー結果）,
中性子照射脆化 4（PLM 評価書は無く「5 無②」と分類する。

以上から，長期停止期間中の劣化要因として中性子照射脆化を考慮する必要とを確認している。（PLM 評価書（参考））は，事業者の冷温停止維持を前提とした PLM 評価書においても示されているこ

なお，参考として，冷温停止状態において中性子照射脆化の影響がないこと

化影響技術レポート及び EPRI レビュー）

停止の影響はないとされ，EPRI にも技術的に妥当と評価されている。
（経年劣

また，経年劣化影響技術レポートにおいても，中性子照射脆化に対する長期いことから，中性子の照射による影響を考慮する必要はない。

長期停止期間中においては運転中のような燃料の核分裂反応が起こっていな

クラスタ形成や粒界偏析などのミクロ組織変化が生じ，このような欠陥が存在

中性子照射脆化 2（EPRI レビュ（参考））

裂反応により発生する中性子の照射を受けるとボイドや転位ループ，溶質原子原子炉圧力容器に使用されている低合金鋼については，運転中に燃料の核分は無く「5 無②」と分類する。

以上から，長期停止期間中の劣化要因として低サイクル疲労を考慮する必要されていることを確認している。（PLM 評価書（参考））は，事業者の冷温停止状態の維持を前提とした高経年化技術評価においても示

なお，参考として，冷温停止状態において低サイクル疲労の影響がないこと

技術レポート及び EPRI レビュー結果）

影響はないとされ，EPRI にも技術的に妥当と評価されている。（経年劣化影響

経年劣化影響技術レポートにおいても，長期停止が低サイクル疲労に与える変動は発生しないことから，低サイクル疲労の進展を想定する必要はない。

長期停止期間中においてはプラント起動・停止等のような大きな温度・圧力ている。

響技術レポート）,

中性子照射脆化 1（経年劣化影

PLM 評価書においては，プラント起動・停止等の大きな温度・圧力変動の発生

考））－

ル疲労に対する健全性を確保する必要がある。建設時の工事計画認可申請書や疲労割れ 5（PLM 評価書（参停止期間中は放射線部などの形状不連続部は応力が集中しやすいために運転期間を通して低サイク

果）,

回数に基づき運転期間を通した疲労の蓄積程度が評価され，健全性が確認され料に局所的かつ微小な変形が蓄積する疲労現象である。原子炉圧力容器の管台

疲労割れ 2（EPRI レビュー結低サイクル疲労は，プラントの運転状態（例：起動・停止等）の温度や圧力

補足説明事項い

疲労割れ 1（経年劣化影響技術

根拠とする技術ベース＊2の変化（過渡）によって生じる応力の変動が繰り返され，比較的ゆっくりと材

備考レポート）,－

長期停止期間中の保全ポイント

圧力・温度変動がな

停止期間中は大きな

説明

長期停止期間中の経年劣化影響＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

胴部（炉心領域

セーフエンド等

労

化

ノズル，

低サイクル疲

中性子照射脆想定される部位

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

ATENA ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係（原子炉圧力容器（BWR））

19

計装ノズル等

応力腐食割れ3

影響有無る。
ステンレス鋼や Ni 基合金を使用した部位に SCC 発生の懸念が大きいことから，国内の全 BWR について，材料変更や応力改善が図られており，SCC の発生

SCC4（経年劣化影響技術レポー
ト）,
SCC5（EPRI レビュー結果）

トにおいては，現在，原子炉圧力容器
内に原子炉冷却材を保有した状態での保管

行う（塩化物イオン濃度等が適正な水準に維持されていることを適宜確認する）

温度は 100℃未満と低く，原子炉冷却材を保有した状態では応力腐食割れの発生，進展の可能性は対して，高周波誘導加熱応力改善法（IHSI）により溶接残留応力を圧縮側に改善することで応力条件の改善を図るなど，様々な対策が取られている。

響技術レポート[(2)応力腐食割れ-5]プラント長期停止の影響]参照

極めて小さいが，水質管理を適切に行うことは必要（※１）

（※２）

る。

検査することで，継続的に機能が維持されていることを確認することができ

なお，通常保全サイクル復帰後も，日常保全として，ISI プログラムに従い果」の通り管理されている。

に行うことを推奨する。各プラントの水質は，別頁の「長期停止期間中の点検結能であることから「3 無①」と分類し，保全ポイントとして「水質管理」を確実すれば，SCC が発生，進展する可能性は極めて小さいと判断され，機能維持が可以上から，長期停止期間中に適切な水質管理が実施されていることを前提と術レポート及び EPRI レビュー結果）

り管理可能であることは EPRI にも妥当性が確認されている。（経年劣化影響技

り管理可能であるとされている。更に，長期停止期間中の SCC が保全活動によSCC の感受性が小さいことが述べられるとともに，SCC は通常の保全活動によまた，経年劣化影響技術レポートにおいても，100℃未満の環境においては

SCC1,2,6）

施することで，環境条件から SCC の発生を抑制することができる。（文献

したがって，長期停止期間中においても，運転中と同様，適切な水質管理を実いる。

対象材料の SCC については，100℃以上の温度環境となる部位を管理対象として

なお，文献 SCC6 の通り，NUREG や IGALL などの海外の知見においても，BWR の未満の低温環境においては SCC の感受性が極めて小さいことが示されている。

と低くなっており，文献 SCC1,2 からも，管理された水質環境下においては，100℃

長期停止期間中においては，運転中と比べて原子炉冷却材の温度が 100℃未満を抑制する対策が施されている。例えば再循環水出入口ノズルセーフエンドに（※２）：経年劣化影

通常保全サイクルにおいては，これまでの運転経験等からオーステナイト系

応力腐食割れ（SCC）は，材料と環境と応力条件が重畳した場合に発生し，これらの３因子のうち１つを取り除くことによって発生を防止することができ

SCC1,SCC2, SCC6,（※１）：国内プラン

水質管理を適切に補足説明事項（原子炉冷却材）の説明

停止期間中の保有水根拠とする技術ベース＊2

備考

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＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

想定される部位

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

20

考慮している腐食量よりも十分に小さいことを評価や点検により確認している。

ト),
腐食 3（EPRI レビュー結果）

腐食-3]プラント長期停止の影響]参照（塩化物イオン濃度等が適正な水準に維持されていることを適宜確認する）はないことから，

FAC は発生しない。

また，停止期間中は冷却材の温度が100℃未満と低く，

3(全面腐

食)

原子炉圧力容器の主蒸気ノズルやセーフエンドについては，低合金鋼や炭素腐食 2(経年劣化影響技術レポー

響技術レポート[(1)

行う

腐食 1）

適切に行うことは必金鋼部位に設計段階で考慮している腐食代（1.6mm）に対しても十分に小さく、腐食量は、概ね 0.2mm 程度であり，BWR RPV 内面の炉水と接液する炭素鋼、低合の腐食量を評価した場合、例えばプラントが 20 年程度停止した場合でも、その運転期間に対する腐食量を評価している。この考え方と同様に、長期停止期間中

1 年あたりの腐食の進展率（mm/年）を換算し、腐食の評価式を用いて想定するプラントの高経年化技術評価では、文献腐食１に示すような腐食データから、の腐食量はプラント運転状態の温度の腐食量と概ね同程度の傾向となる。
（文献

さいが，水質管理を要。

により腐食量の傾向が変化することが示されているが，炉水の温度が低い場合

全面腐食の影響は小長期停止期間中においては，文献腐食 1 に示す通り，水質の温度や溶存酸素を持った腐食量を設定しており，運転期間中に想定される腐食量が設計段階でこれについては，国内の全 BWR プラントにおいては，設計，製造段階で，余裕鋼を使用しており，腐食（全面腐食）の影響が懸念される。

腐食 1,（※１）：経年劣化影

水質管理を適切にいることを確認することができる。

らず，定められた期間において特別点検を実施することで，機能が維持されてなお，運転期間延長認可申請を行う場合には，長期停止期間中か否かに関わ「4’無②」と分類している。

以上から，長期停止期間中に特別に保管対策，点検を実施する必要はなく，期停止期間中においては，き裂の進展について考慮する必要はない。

等のような大きな温度・圧力変動がなく，有意な繰返し応力が付与されない長また，クラッド下層部にき裂が存在していたとしても，プラント起動・停止

作時にクラッド下層部のき裂が発生しないことを確認している。

が発生しないとされる材料の採用や製作時に溶接入熱の管理を行うことで，製国内の全 BWR プラントの原子炉圧力容器においては，クラッド下層部のき裂

時にき裂発生を防止できることが示されている。（文献UCC2）（化学成分の規制等）や溶接方法の改善（高入熱条件の回避）を図ることで製作

溶接施工条件が重畳した場合に発生する可能性が確認されており，材料の改善

h Council BULLETIN(WRC-197)」において，特定の種類の低合金鋼材料と特定のクラッド下層部のき裂については，全米溶接協会の報告書「Welding Researc

高速で流れる環境でいる裂の発生を防止していことによって，局部的にき裂が発生することが懸念されるものである。

クラッド下層部のき裂 は，原子炉圧力容器の製作時に，原子炉圧力容器に補足説明事項

管理することで，きUCC2根拠とする技術ベース＊2

用いられている低合金鋼にクラッドを施工する際に溶接施工条件が適切ではな－

備考

製作時に溶接入熱を国内プラントでは，

説明

長期停止期間中の保全ポイント

停止期間中は蒸気が5(FAC)

4’

影響有無

長期停止期間中の経年劣化影響＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

全面腐食）

腐食（FAC 及び

主蒸気ノズル等

胴部等

クラッド下層部のき裂想定される部位

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

21

基礎ボルト

腐食（全面腐3

影響有無

腐食 4（PLM 評価書（参考））

有意な腐食は発生しプラントの高経年化技術評価において，ボルトの腐食に対する健全性を確認すことは必要。

れていないことが，事業者の高経年化技術評価においても示されていることを

なお，参考として，基礎ボルトの目視点検を実施した結果，有意な腐食は認めら

結果）にも妥当性が確認されている。
（（経年劣化影響技術レポート及び EPRI レビュー

いる。更に，長期停止期間中の腐食が保全活動により管理可能であることは EPRI

理可能であるとされており，管理方法の一つとして定期的な点検が挙げられてまた，経年劣化影響技術レポートにおいても，腐食は通常の保全活動により管ルト腐食量の調査結果からも妥当性を確認している。（文献腐食 8）※１：炭素鋼の暴露試験結果から想定されるボルトの推定腐食量。事業者のボさい。

礎ボルトの大きさ、本数（直径約 70mm。120 本）からボルトの強度への影響は小力容器の基礎ボルトに対して保守的に考慮した場合でも，原子炉圧力容器の基る場合に用いている屋外における腐食量想定値（0.3mm/60 年）※１を、原子炉圧

上記の通り、屋内環境にある原子炉圧力容器の基礎ボルトについては、腐食が促進される環境ではないことから，腐食の影響は小さいと判断しているが、仮に運転を継続して行う検を実施することで，健全性を維持することが可能である。

器内の環境を維持する運用を行うとともに，必要に応じて基礎ボルトの目視点

これについては，長期停止期間中においても空調運転を継続するなど格納容

め，腐食の影響が懸念される。

長期停止期間中は原子炉格納容器内が窒素ガス雰囲気から空気雰囲気となるた

原子炉圧力容器の基礎ボルトについては，低合金鋼や炭素鋼を使用しており，る。

検査することで，継続的に機能が維持されていることを確認することができ

なお，通常保全サイクル復帰後も，日常保全として，ISI プログラムに従い通り管理されている。

ことを推奨する。各プラントの水質は，別頁の「長期停止期間中の点検結果」のることから「3 無①」と分類し，保全ポイントとして「水質管理」を確実に行う

すれば，腐食が進展する可能性は極めて小さいと判断され，機能維持が可能であ以上から，長期停止期間中に適切な水質管理が実施されていることを前提と

ト及び EPRI レビュー結果）

能であることは EPRI にも妥当性が確認されている。（経年劣化影響技術レポーの抑制が挙げられている。更に，長期停止期間中の腐食が保全活動により管理可

理可能であるとされており，管理方法の一つとして水質管理の実施による腐食

また，経年劣化影響技術レポートにおいても，腐食は通常の保全活動により管長期停止期間中の腐食の影響は小さい。

補足説明事項の防止のため，空調ていないが，結露等

腐食 3（EPRI レビュー結果），ート),

腐食 2（経年劣化影響技術レポ

続して行う。

腐食 8

根拠とする技術ベース＊2

め，空調運転を継備考

結露等の防止のた

長期停止期間中の保全ポイント検の結果においても停止期間中の目視点転を継続しており，

停止期間中は空調運

説明

長期停止期間中の経年劣化影響＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

食）

想定される部位

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

22

想定される部位

うな損傷がないことを点検により確認することとなる。

長期停止期間中に大きな地震が発生した場合には、機能に影響をあたえるよ

可能性は小さいが有ることから，「4 無②」と分類している。

以上から，長期停止期間中においてスタビライザ等の摩耗が発生・進展する評価書（参考））の摩耗については，摩耗が発生する可能性が小さいことが評価されている。
（PLM

参考として，事業者の高経年化技術評価においても，スタビライザ等の摺動部

いても，摩耗が発生・進展する可能性は小さい。

＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

めて小さい。

進展する可能性は極

なお，発生回数も少ないことから，仮に停止期間中に地震が発生した場合におらず、大きな地震が発生した場合に生じる劣化事象である。

止中に摩耗が発生・である。このため，当該部の摩耗は，プラントの運転期間中・停止期間中に関わいことから，長期停

原子炉圧力容器のスタビライザブラケット及びスタビライザについては，摺る。

検査することで，継続的に機能が維持されていることを確認することができ

なお，通常保全サイクル復帰後も，日常保全として，ISI プログラムに従い間中の点検結果」の通りである。

各プラントの長期停止期間中の基礎ボルトの点検状況は，別頁の「長期停止期を確認するため点検を推奨する。

分類する。また、基礎ボルトの機能に影響するような腐食が発生していないこと

食量を考慮しても基礎ボルトの機能へ与える影響は小さいことから「3 無①」と環境を維持することで腐食が発生する環境としてマイルドであり、保守的に腐以上から，長期停止期間中においても空調運転を継続するなど格納容器内の確認している。（PLM 評価書）

補足説明事項動部を有しているため摩耗が想定されるが，当該部は地震時のみ摺動するもの

摩耗 1（PLM 評価書（参考））根拠とする技術ベース＊2

り，発生回数も少な－

備考

スタビライザ

当該部は地震時のみ

4

長期停止期間中の保全ポイント

摺動するものであ説明

影響有無

長期停止期間中の経年劣化影響

ラケット，

摩耗（摺動部） スタビライザブ

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

23

（スタッド含む）

コンクリート埋設部

4’

3

5

影響
有無

要に応じて再塗装を実施するープレートの大気接触部）に塗程度であることから，10cm を大きく超える位置に埋設されているコンクリート埋設部については，中性化の影響は考慮する必要はない。更に，コンクリート表面に塗装が施されてい腐食速度としては極めて小さいる箇所もあり，設置環境として緩やかな環境である。

なお，コンクリート埋設部は，コンクリート内に深く埋設された状態で施工されており，
別紙４－１で示されている通り，中性化の進展程度は 80 年間を考慮しても 10cm に満たないしているため，しているため，腐食速度としては極めて小さい。（文献腐食 5）成しており，鉄表面は不動態化

しかしながら，コンクリート埋設部はコンクリート内の水酸化カルシウムにより強アルカ
リ環境を形成しており，文献腐食 5 に示す通り，コンクリート内において鉄表面は不動態化

ルカリ環境を形想定される。

原子炉格納容器に用いている炭素鋼は，湿分を含む大気中において腐食が発生することが維持されていることを確認することができる。

なお，通常保全復帰後も，原子炉格納容器漏洩率試験を実施することで，継続的に機能がる。

ウムにより強アの水酸化カルシ

コンクリート内を防止できる

止期間中の格納容器の塗膜点検の状況は，別頁の「長期停止期間中の点検結果」の通りであ発生を抑制することが可能であることから「3 無①」と分類し，保全ポイントとして，塗膜の健全性を維持するための「塗膜の目視点検」を行うことを推奨する。各プラントの長期停中の腐食の発生性が確認されている。（経年劣化影響技術レポート及び EPRI レビュー結果）性を維持するこ

以上から，長期停止期間中に塗膜の健全性が維持できていることを前提とすれば，腐食のに，腐食が長期停止期間中においても保全活動により管理可能であることは EPRI にも妥当

り，塗膜の健全とで，停止期間るとされており，管理方法の一つとして表面の塗装による腐食の抑制が挙げられている。更

また，経年劣化影響技術レポートにおいても，腐食は通常の保全活動により管理可能であ工しているため，塗膜が健全であるかぎり，腐食の懸念はない。

しかしながら，国内全ての PWR プラントの原子炉格納容器について，表面に防食塗装を施想定される。

原子炉格納容器に用いている炭素鋼は，湿分を含む大気中において腐食が発生することが要因として疲労割れを考慮する必要は無く「5 無②」と分類する。

長期停止期間中においても同様に，有意な温度・圧力変動が想定されないことから，劣化

評価書においても示されていることを確認している。（PLM 評価書（参考））なお，参考として，原子炉格納容器本体において有意な温度・圧力変動がないことは，PLMにおいても有意な温度・圧力変動は想定されない。

しかしながら，国内の全 PWR プラントの原子炉格納容器本体について，通常保全サイクル

かつ微小な変形が蓄積する現象である。

疲労割れは，温度や圧力の変化等によって生じる応力の変動が繰り返され，材料に局所的補足説明事項装を施してお腐食 5

腐食 3（EPRI レビュー結果）

より確認し，必の場合はライナ－ート）,

鋼板の内面およ腐食 2（経年劣化影響技術レポ

疲労割れ 4（PLM 評価書（参考））根拠とする技術ベース＊2

性を目視点検に備考

適宜塗膜の健全－長期停止期間中の保全ポイントび外面（PCCV

動を受けないな圧力・温度変間中ともに大き

運転中，停止期

説明

劣化影響＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

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

経年劣化事象長期停止期間中の経年

ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

ATENA ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係（原子炉格納容器（PWR））

24

想定される部位

影響
有無

説明

劣化影響

長期停止期間中の保全ポイント
備考

根拠とする技術ベース＊2

維持されていることを点検する。

なお，通常保全復帰後も，原子炉格納容器漏洩率試験を実施することで，継続的に機能が無②」と分類する。

以上から，長期停止期間中においてもコンクリート埋設部は有意な腐食環境になく，「4’分類されており，原子炉格納容器のコンクリート埋設部に対する影響もない。

A の通り，長期停止期間中の経年劣化の発生，進展が想定されない又は極めて小さいものと

その他，コンクリートに想定されるアルカリ骨材反応等の経年劣化事象については，別添

り，外表面に塗装が施されていることから，塩分浸透の影響を考慮する必要はない。

炉格納容器（PCCV）の外表面は屋外環境に晒されているが，コンクリートに十分な厚みがあ域内）であり，塩分浸透の影響を考慮する必要はない。なお，PWR のプレストレスト製原子また，コンクリート埋設部が施工されたコンクリート表面は，大部分が屋内環境（管理区

補足説明事項＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

経年劣化事象長期停止期間中の経年

ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

25

じて再塗装を実施する。

り，塗膜の健全性を維持す

止できる

れているコンクリート埋設部については，中性化の影響は考慮する必要はない。
また，コンクリート埋設部が施工されたコンクリート表面は，屋内環境（管理め，腐食速度としては極め子炉格納容器のコンクリート埋設部に対する影響もない。

年劣化の発生，進展が想定されない又は極めて小さいものと分類されており，原その他，アルカリ骨材反応等については，別添 A の通り，長期停止期間中の経区域内）であり，塩分浸透の影響を考慮する必要はない。

しても 10cm に満たない程度であることから，10cm を大きく超える位置に埋設さ

しているた

て小さい。

なお，コンクリート埋設部は，コンクリート内に深く埋設された状態で施工されており，別紙４－１で示されている通り，中性化の進展程度は 80 年間を考慮化しているため，腐食速度としては極めて小さい。（文献腐食 5）

環境を形成し面は不動態化より強アルカリ環境を形成しており，文献腐食 5 に示す通り，鉄表面は不動態

り強アルカリており，鉄表しかしながら，コンクリート埋設部は，コンクリート内の水酸化カルシウムに

ルシウムによ部）

発生することが想定される。

原子炉格納容器に用いている低合金鋼は，湿分を含む大気中において腐食が的に機能が維持されていることを確認することができる。

なお，通常保全復帰後も，原子炉格納容器漏洩率試験を実施することで，継続頁の「長期停止期間中の点検結果」の通りである。

とを推奨する。各プラントの長期停止期間中の格納容器の塗膜点検の状況は，別

全ポイントとして，塗膜の健全性を維持するための「塗膜の目視点検」を行うこ

れば，腐食の発生を抑制することが可能であることから「3 無①」と分類し，保内の水酸化カコンクリート

可能であることは EPRI にも妥当性が確認されている。（経年劣化影響技術レポート及び EPRI レビュー結果）

食の発生を防（コンクリート埋設

基礎ボルトが挙げられている。更に，腐食が長期停止期間中においても保全活動により管理止期間中の腐以上から，長期停止期間中に塗膜の健全性が維持できていることを前提とす可能であるとされており，管理方法の一つとして表面の塗装による腐食の抑制

また，経年劣影響技術レポートにおいても，腐食は通常の保全活動により管理防食塗装を施工しているため，塗膜が健全であるかぎり，腐食の懸念はない。

しかしながら，国内全ての BWR プラントの原子炉格納容器について，表面に生することが想定される。

原子炉格納容器に用いている炭素鋼は，湿分を含む大気中において腐食が発補足説明事項ることで，停

腐食 5

腐食 3（EPRI レビュー結果）確認し，必要に応装を施してお（円筒部等）等－

ト）,

を目視点検によりよび外面に塗レッションチェンバ4’

腐食 2（経年劣化影響技術レポー

ドライウェル，サプ

適宜塗膜の健全性根拠とする技術ベース＊2

鋼板の内面お備考

3

長期停止期間中の保全ポイント

説明

年劣化影響

影響
有無

想定される部位＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

腐食

腐食

経年劣化事象長期停止期間中の経ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

ATENA ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係（原子炉格納容器（BWR））

26

スタビライザ等

4

温度変動がなすることに伴った経年的な影響により摩耗が発生・進展するものではない。

の摩耗については，摩耗が発生する可能性が小さいことが評価されている。
（PLM
評価書（参考））る可能性は極

めて小さい。

えるような損傷がないことを点検により確認することとなる。

なお、長期停止期間中に大きな地震が発生した場合には、機能に影響をあた②」と分類している。

以上から，長期停止期間中の劣化要因として摩耗を考慮する必要は無く「4 無参考として，事業者の高経年化技術評価においても，スタビライザ等の摺動部

いても，摩耗が発生・進展する可能性は小さい。

発生・進展す

止中に摩耗がまた，発生回数も少ないことから，仮に停止期間中に地震が発生した場合におらず、大きな地震が発生した場合に生じる劣化事象であり、機器を継続的に使用も少ないことから，長期停である。このため，当該部の摩耗は，プラントの運転期間中・停止期間中に関わ原子炉格納容器のスタビライザ，上部シアラグ，下部シアラグについては，摺から，劣化要因として疲労割れを考慮する必要は無く「5 無②」と分類する。

長期停止期間中においても同様に，有意な温度・圧力変動が想定されないこと（参考））

ことは，PLM 評価書においても示されていることを確認している。（PLM 評価書

は，通常時においても疲労割れの発生の可能性が小さいことが評価されている

なお，参考として，ダイアフラムフロアーシールベローズ，ベント管ベローズ

もので，発生応力・回数は小さい。

化要因として想定されるが，通常時の温度変動は，プラント起動・停止による熱膨張差を吸収するために取付けられている。疲労の蓄積による疲労割れが劣

ベント管ベローズは，ドライウェルとサプレッションチェンバとの事故時等の原子炉本体基礎との事故時等の熱膨張差を吸収するために取付けられており，

原子炉格納容器のダイアフラムフロアーシールベローズは，ドライウェルと料に局所的かつ微小な変形が蓄積する現象である。

疲労割れは，温度や圧力の変化等によって生じる応力の変動が繰り返され，材的に機能が維持されていることを確認することができる。

なお，通常保全復帰後も，原子炉格納容器漏洩率試験を実施することで，継続になく，「4’無②」と分類する。

以上から，長期停止期間中においてもコンクリート埋設部は有意な腐食環境

補足説明事項り，発生回数

摩耗 2（PLM 評価書（参考））（PLM 評価書（参考））

疲労割れ 6

根拠とする技術ベース＊2

動部を有しているため摩耗が想定されるが，当該部は地震時のみ摺動するもの

備考

るものであ

－

－

長期停止期間中の保全ポイント時のみ摺動す

当該部は地震い

大きな圧力・

停止期間中は

5

ベント管ベローズ

説明

影響
有無

年劣化影響

ーシールベローズ，

ダイヤフラムフロア

想定される部位＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

摩耗

疲労割れ

経年劣化事象長期停止期間中の経ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

27

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。
以上から，停止期間中の劣化要因は無いため，「5 無②」に分類する。

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：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

(BWR)であるが，停止中においては，核分様の保全活動（目視点検など(PWR)，原子炉ペデスタル，一次遮へい壁

対する影響が極めて小さい劣化であるものの，運転中と同受ける内部コンクリートの一次遮蔽壁

当該設備に要求される機能に

累積照射量に対する評価であり，PLM 評価

ル，一次遮へい壁－BWR:原子炉ペデスタ

強度低下）※１：長期停止期間中に劣化における評価対象部位は，照射の影響を受けない。

が発生，進展しない，または停止期間中は放射線の影響を－ため，「5 無②」に分類する。

が有効と考えられる。

5以上から，停止期間中の劣化要因は無い

じた補修等）を継続すること

ト(１次遮蔽壁)温になることはない。

PWR:内部コンクリー

響を受けないことから，運転時よりも高の定期的な点検及び必要に応（コンクリートの停止中においては，運転時のような熱影

様の保全活動（目視点検など

放射線照射

ペデスタル，一次遮蔽壁(BWR)であるが，化であるものの，運転中と同最高温度に対する評価であり，PLM 評価にコンクリートの一次遮蔽壁(PWR)，原子炉－

対する影響が極めて小さい劣受けない。
当該設備に要求される機能に※１：長期停止期間中に劣化

補足説明事項ル，一次遮へい壁

強度低下）－

根拠とする技術ベース＊2

BWR:原子炉ペデスタ

ト(１次遮蔽壁)（コンクリートの備考

おける評価対象部位は，高温となる内部停止期間中は高い熱の影響を

5

PWR:内部コンクリー

熱

長期停止期間中の保全ポイントが発生，進展しない，または

説明

影響
有無

長期停止期間中の経年劣化影響想定される部位

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

ATENA ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係（コンクリート構造物）

28

物（コンクリートの度，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
位の経年劣化の発生・進展を想定する必

中性化 3
中性化 4

転中と同様の保全活動を継続する）

わるものではない。

因として「2 無①」に分類する。

劣化の発生・進展が有意ではない劣化要

間中の機能維持に対し余裕があり，経年以上から，中性化はプラント長期運転期ととした。

検及び必要に応じた補修等を継続するこ認するための目視点検などの定期的な点ためにコンクリートのひび割れ有無を確ような劣化が発生しないことを確認するては，運転中と同じく，鉄筋の腐食に至るがあることを考慮し，保全ポイントとし

このように，経年劣化に至るまでの余裕

１参照）

認した。（ガイドライン別添 A，別紙４－し始める深さにまで到達しないことを確を仮定して加えたとしても，鉄筋が腐食

ト運転期間（最大 60 年）に停止期間 20 年

ついて外挿評価を実施した結果，プラン

価」の環境条件等に基づき，中性化深さに「運転期間延長認可申請の劣化状況評

ントを対象に，「高経年化技術評価」及び認するため，高経年化技術評価実施プラ

一方で，中性化の進展傾向及び余裕を確はない。

よりも中性化の進展が促進される状況で件が大きく変わるものではなく，運転中

ただし，停止中は運転中と比べて環境条要がある。【中性化 1,2,3,4】

中性化の進展は環境条件（二酸化炭素濃中性化 1

停止期間中も進展する可能性
中性化 2

補足説明事項

及び必要に応じた補修等（運根拠とする技術ベース＊2

目視点検などの定期的な点検

備考はあるが，運転中と傾向が変

長期停止期間中の保全ポイント＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

強度低下）

2

全コンクリート構造

中性化

説明

長期停止期間中の経年劣化影響

影響有無想定される部位

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

29

件（塩化物イオン濃度，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

転中と同様の保全活動を継続する）

わるものではない。

強度低下）＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

要因として「2 無①」に分類する。

年劣化の発生・進展が有意ではない劣化

期間中の機能維持に対し余裕があり，経以上から，塩分浸透はプラント長期運転した。

ための目視点検補修等を継続することとコンクリートのひび割れ有無を確認する

劣化が発生しないことを確認するためにては，運転中と同じく，鉄筋の腐食によるがあることを考慮し，保全ポイントとし

このように，経年劣化に至るまでの余裕

イン別添 A，別紙４－１参照）

で到達しないことを確認した。
（ガイドラ

び割れが発生する時点での腐食減量にまして加えたとしても，コンクリートにひ間（最大 60 年）に停止期間 20 年を仮定

挿評価を実施した結果，プラント運転期等に基づき，鉄筋の腐食減量について外長認可申請の劣化状況評価」の環境条件などの定期的な点検及び必要に応じた延び「運転期間

ラントを対象に，「高経年化技術評価」及確認するため，高経年化技術評価実施プ

一方で，塩分浸透の進展傾向及び余裕をい。

よる鉄筋腐食が促進される状況ではな

ものではなく，運転中よりも塩分浸透に止中は運転中と比べて環境条件が変わる

ただし，評価対象は屋外構造物であり，停する必要がある。【塩分浸透 1,2】

塩分浸透による鉄筋腐食の進展は環境条

塩分浸透 1

塩分浸透
塩分浸透 2

補足説明事項

及び必要に応じた補修等（運根拠とする技術ベース＊2

目視点検などの定期的な点検

備考はあるが，運転中と傾向が変

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

2

屋外部コンクリート

説明

長期停止期間中の経年劣化影響

影響有無想定される部位（コンクリートの

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

30

4

全コンクリート構造物

アルカリ骨材反応（コンクリートの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。
一方で，廃止措置プラントを除く比較的新しいプラントについては，設計・施工段
階におけるモルタルバー法などによる骨材の反応性試験により，反応性骨材ではないこと等を確認している【アルカリ骨材反応 1】ため，経年劣化要因を排除・抑制している。
以上から，アルカリ骨材反応は長期停止

対する影響が極めて小さい劣化であるものの，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と考えられる。
※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。

停止期間中も進展する可能性はあるが，運転中と傾向が変わるものではない。

一方で，廃止措置プラントを除く比較的新しいプラントにおいては，モルタルバー法などによる骨材の反応性試験により，反応性骨材ではないこと等を確認しているため，影響はない。

も継続することが有効とした。

確認するための点検を長期停止期間中になお，経年劣化の発生・進展が無いことをとして「4 無②」に分類 する。

想定されない又は極めて小さい劣化要因

期間中における経年劣化の発生・進展が受けるため，運転中と同じ部位の経年劣

当該設備に要求される機能に合）

アルカリ骨材反応の進展は，使用材料および環境条件(温度，湿度など)の影響を

アルカリ骨材反応 1

補足説明事項が発生，進展しない，または※１：長期停止期間中に劣化－根拠とする技術ベース＊2

いことを確認していない場（反応性骨材を使用していな

説明

備考

長期停止期間中の保全ポイント＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

強度低下）

影響
有無

想定される部位

経年劣化事象長期停止期間中の経年劣化影響

ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

31

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対する影響が極めて小さい劣化であるものの，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と考えられる。

一方で，停止期間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，機器の出力や稼働時間等から，その影響は極めて小さい。

＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

も継続することが有効とした。

確認するための点検を長期停止期間中になお，経年劣化の発生・進展が無いことを無②」に分類する。

ない又は極めて小さい劣化要因として「4おける経年劣化の発生・進展が想定され以上から，機械振動は長期停止期間中に振動 3】

いとの研究成果が報告されている。
【機械

によるコンクリートの強度低下が生じなが長期許容引張力以下の場合には，疲労

さらに，繰返し載荷試験により，上限応力小さいと判断した。

トの強度低下が発生する可能性は極めてじる機械振動（疲労）によってコンクリー

期間中に非常用ディーゼル発電機から生ない【機械振動 2】。このため，長期停止

コンクリートの強度低下は確認されてい発電機架台には，機械振動（疲労）によるこれまで 30 年程度運転しているタービン重の繰り返し回数が非常に少ない。また，

タービン発電機に比べ機械振動による荷べて非常に小さいこと【機械振動 1】から，出力や稼働時間等がタービン発電機に比があるが，非常用ディーゼル発電設備の部位として非常用ディーゼル発電機基礎

り，PLM 評価における評価対象部位は，機機械振動 3

当該設備に要求される機能ににその影響を受けない。

架台等

強度低下）

機械振動による疲労に対する評価であ

機械振動 2を受ける部位は，停止期間中

BWR:タービン発電機（コンクリートの機械振動 1

運転中に最も機械振動の影響

4

PWR:タービン架台等

機械振動が発生，進展しない，または

補足説明事項※１：長期停止期間中に劣化説明－根拠とする技術ベース＊2

備考

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

影響有無想定される部位

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

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も継続することが有効とした。

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。
以上から，停止期間中の劣化要因は無い

対する影響が極めて小さい劣化であるものの，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と考えられる。

＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

ため，「5 無②」と分類する。

される部位のうち，高温となる内部コン
当該設備に要求される機能に受けない。

壁，一次遮へい壁

最高温度に対する評価であり，PLM 評価に

BWR:ガンマ線遮へい※１：長期停止期間中に劣化確認するための点検を長期停止期間中になお，経年劣化の発生・進展が無いことを無②」に分類する。

ない又は極めて小さい劣化要因として「4おける経年劣化の発生・進展が想定され以上から，凍結融解は長期停止期間中にる。

ため，経年劣化要因を排除・抑制しているなどの対策を施している【凍結融解 1】を確保するために有効な空気量を満足す

おける評価対象部位は，遮蔽能力が要求

停止期間中は高い熱の影響をあると判断される場合には，設計・施工段

い。

階において凍結融解作用に対する抵抗性

一方で，立地地点が凍結融解のおそれのを施しているため，影響はなが発生，進展しない，または

遮蔽能力低下）促進される状況ではない。

が有効と考えられる。

空気量を満足するなどの対策

ト(１次遮蔽壁)転中よりも凍結融解による劣化の進展がじた補修等）を継続すること抗性を確保するために有効な（コンクリートのべて環境条件が変わるものではなく，運の定期的な点検及び必要に応いて凍結融解作用に対する抵－

ンクリートであり，停止中は運転中と比様の保全活動（目視点検など

一方で，設計・施工段階にお－ただし，評価対象部位は屋外の地上部コ化であるものの，運転中と同わるものではない。

5ある。

PWR:内部コンクリーと同じ部位の経年劣化を想定する必要が対する影響が極めて小さい劣はあるが，運転中と傾向が変熱(温度など)の影響を受けるため，運転中

当該設備に要求される機能に

凍結融解による劣化の進展は，環境条件

停止期間中も進展する可能性

凍結融解 1

補足説明事項強度低下）※１：長期停止期間中に劣化－根拠とする技術ベース＊2が発生，進展しない，または（立地地点が凍結融解のおそ

備考

長期停止期間中の保全ポイント

れのあると判断される場合）

4

地上部コンクリート

説明

長期停止期間中の経年劣化影響

影響有無想定される部位（コンクリートの凍結融解

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）＊1