ATENA 20-ME02 Rev.0

プラント長期停止期間中における保全ガイドライン

原子力エネルギー協議会
2020 年 9 月©Atomic Energy Association 2020

【はじめに】国内原子力発電所においては，2013 年 7 月に定められた新規制基準への適合を順次果た
してきており，国内の原子力発電所の約 1/3 が運転期間 30 年を超えている現状を鑑みると，2020 年以降，40 年を超える運転を行う原子力発電所が順次増加していくことが見込まれる。長期運転を行う原子力発電所の安全性を高い水準に維持していくためには，新規制基準を満たすことは勿論のこと，原子力発電所の深層防護全体を継続的に維持・向上を図ることが必要である。
このような状況を踏まえ，原子力エネルギー協議会（以下「ATENA」という。）は「経年劣化管理」に着目し，国内原子力発電事業者における経年劣化管理に関する取り組みと，海外での 40 年超の運転実績等を踏まえた最新知見の集約状況を比較し，改善事項を抽出し，原子力発電事業者の自主の対策を促す取り組みとして，原子力発電事業者等の遵守事
項をまとめたガイドラインの検討・作成を進めている。
本ガイドラインは，原子力発電事業者が，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，原子力発電事業者によるプラントの継続的な安全性の維持・向上を促すため、
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している。
本ガイドラインの情報等の取扱いについては，以下のとおりとする。
（免責）（１）ATENA，ATENA 従業員，会員，支援組織等本ガイドラインの作成に関わる関係者（「ATENA 関係者」）は，本ガイドラインの内容について，明示黙示を問わず，情報の完全性及び第三者の知的財産権の非侵害を含め ，一切保証しない。ATENA 関係者は，
本ガイドラインの使用により本ガイドライン使用者その他の第三者に生じた一切の損
失，損害及び費用についてその責任を負わない。本ガイドラインの使用者は，自己の責任において本ガイドラインを使用するものとする。
（権利帰属）（１）本ガイドラインの著作権その他の知的財産権（「本件知的財産権」）は，ATENA に帰属する。本件知的財産権は，本ガイドラインの使用者に移転せず，また，ATENA の承諾がない限り，本ガイドラインの使用者には本件知的財産権に関する何らの権利も付与されない。

©Atomic Energy Association 2020

改定履歴
改定年月
2020 年 9 月 25 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 ·························································· - 3-

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

保全の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. 機器等の取替及び起動前点検等 ············································· -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
参考「プラント長期停止期間中における保全ガイドライン」の作成にあたり参考とした現場経験及び知見とその反映について©Atomic Energy Association 2020

1.序文
1.1 目的本ガイドラインの目的は，原子力発電事業者（以下「事業者」という。）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 号に従い，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，事業者自ら保全活動を実施し，また，保全サイクル毎に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，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他の原子力発電所に展開することは，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，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「特別な保全計画」として定め，必要な保全活動を実施するにあたり，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
取替困難な構築物，系統及び機器を対象に，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）- 1 ©Atomic Energy Association 2020

なお，長期停止期間中の保全活動を通じて得られた事業者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，原子炉の運転をおおむね１年以上停止する場合，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と定義する。
・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
原子炉の運転をおおむね１年以上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，原子炉の運転をおおむね１年以上停止しない保全サイクルを「通常保全サイクル」と定義する。
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，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，長期停止後のプラント起動時には，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，これらの事業者の保全活動を踏まえ，「特別な保全計画」の策定の基本的な考え方（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点検や保管対策は使用条件・環境に応じて適切に選定すること。（2.1～2.3 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。（2.2～2.3 節参照）
(3) 原子力発電所の安全な長期運転のため，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。（4 章参照）
(4) 長期停止期間中の保全活動が有効に機能しているか定期的に評価すること。（2.4 節参照）(5) 長期停止後のプラント起動時には，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）（本頁以下余白）- 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

特別な保全計画で選定する点検や保管対策の検討にあたり，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（使用する／使用しない）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，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，系統及び機器の検討並びに保管対策の検討を行う【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。

【解説２】国内外の運転経験
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，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，系統及び機器並びに保管対策
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) 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
上記情報を検討した結果,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実施し、機能が確保されていることを確認する。
1

事業者の採用事例は，個別事業者へ確認した情報に加え，JANSI「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，事業者は，保管対策対象の構築物，系統及び機器並びに保管対策について，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，機械・電気・計装設備が保管状態（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，事業者はこの知見を参考にする。
(2) 国内外の運転経験
国内外の運転経験については，本ガイドラインの制改定の都度，添付資料①に適宜反映するが，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，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，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。）又は添付
資料①～③を参考にする。
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，保管対策の妥当性を確認する
ために機器等の運転・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
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3」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。
(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3

過去に国内で実施してきた高経年化技術評価の評価結果や各電力の運転経験をもとに、原子炉施設の保全を最適化するための情報として、劣化メカニズム（機器機能、部位、
劣化事象・因子、保全項目（検知方法）等）を一覧表にまとめたもの。

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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，事業者はこの知見を参考にすることができる。
・プラント運転中に比べて使用頻度が低くなる系統及び機器，又は長期停止期間中に待機状態となり、運転を行わ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，検討する。
(1)-2-2 コンクリート・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・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整理しており，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
国内外の運転経験については，本ガイドラインの制改定の都度，添付資料①～③に適宜反映するが，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) 長期停止後のプラント起動準備の考慮
長期停止後のプラント起動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長期停止後のプラント起動準備のために実施したウォークダウン等の結果，長期停止後のプラント起動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
期間中の保管対策や点検（点検内容、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

保全の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ける保全の有効性評価は，長期停止期間中，通常保全サイク
ルの定期事業者検査とは別に，追加して定期的な頻度で実施する点検（以下「追加点検」という。）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，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）
保管対策にあたり，水質の確認や定期試験等を定めている場合であっても，その結果を踏まえ改善事項※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 加圧等の作業及び確認頻度の見直しが考えられる。
(b) サンプル点検
長期停止期間中においては，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，追加で対策等が必要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）- 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。

全ての構築物，系統及び機器

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
保管対策の妥当性を確認するために機器等の運転・通電等する場合

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

No

Yes

保管対策

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（３章）

点検「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

2.4 保全の有効性評価
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- 11 ©Atomic Energy Association 2020

3. 機器等の取替及び起動前点検
長期停止期間中における設備の健全性確認を実施するにあたり，長期停止期間中の保管対策や点検の実施状況を踏まえ，必要に応じて，機器等の取替又は起動前点検【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／点検計画の対象外としていた構築物，系統及び機器の場合（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．その他事業者において必要と判断した構築物，系統及び機器の場合（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に、事業者は、保守点検の結果等を踏まえて、適切な頻度で構築物、系統及び機器を取替えている。一方、取替困難な構築物、系統及び機器については、その経年劣化の進展が、プラント運転期間に影響する可能性がある。
このため、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，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 条第１項第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（抜粋）「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。）「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- 14 ©Atomic Energy Association 2020

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，長期停止後のプラント起動時には，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。
◎PLM 学会標準
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いる。
（本頁以下余白）- 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

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，5.1.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，事業者において追加点検計画を定め，点検を実施する。
長期停止後のプラント起動のため「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。

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

【高経年化技術評価】
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することができる，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。具体的には、プラント長期停止期間中の経年劣化事象の想定要否を、機器を特定せずに一般論として整理するとともに、これまでの停止期間中における各社の OE や CAP
情報を、留意事項として記載した。
添付資料①

長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（機械／電気・計装に係わる機械／電気編）
機械・電気・計装設備に関し，2.2 節（保管対策の検討）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

長期停止期間中に想定される経年劣化事象（使用条件の違いによるもの）

機械・電気・計装設備に関し，2.3 節（点検計画の検討）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，2.3 節（点検計画の検討）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，添付資料①と同じ）- 20 ©Atomic Energy Association 2020

- 21 -

腐食

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

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
太字：前提条件

2

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
○

○

○

× 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

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

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。

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
軽水炉で管理
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
NO.
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○
1 減肉 摩耗 ｱﾌﾞﾚｯｼﾌﾞ 摩擦面の一方が硬い物体でﾆｯｹﾙ基 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
○
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
凝着摩耗 滑り部，摩擦面の実接触部
銅合金について想定要
雰囲気，荷重，速度等で異なるにおける微視的な凝着に起が，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
因する摩耗
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（1／16）

なお，原子炉圧力容器を 【事例（国内）】
乾燥保管した場合，大気 参考資料の別表参照
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
太字：前提条件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
軽水炉で管理
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
NO.
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
詳細
否の材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由○
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
3 減肉 腐食 全面腐食 局部電池作用によって表面にある部位について想定要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。
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
鋼
統設備）では有意な腐食が生じない
銅合金 場合に加速される。
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）

要否
○

経年劣
化事象
要否 の分類○ 腐食

想定される設備の例

機械編（2／16）

また，保温材が取り付けら 【事例（国内）】
保温材が取り付けられた脱れた屋外配管について
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（NUCIA通番12794）
必要。

なお，以下の場合は留意 【事例（海外）】
Browns Ferry-1の長期停が必要：
・湿式保管で水質管理でき 止期間中における残留熱除去給水(RHRSW)系統及ない場合
・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管内部に原水が残留してる場合等）
・結露が生じやすい環境に いたことに起因するもの）
なる場合（内部ヒーターを【事例（国内）】
停止する場合等）
参考資料の別表を参照

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

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

7

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
太字：前提条件

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

6

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食形態であり，水質（導電率，塩合金
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
によって加速される。
鋼
銅合金

○

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)）

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
軽水炉で管理
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
NO.
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
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屋外環境及び海水環境等の腐食性雰○
4 減肉 腐食 異種金属 腐食電位が大きく異なる２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
気的に接触されている時，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○
5によって生じる局部的腐食た不動態金属の自由表面上に凹み 気環境にある部位について想定要状の金属溶解箇所が拡大していく （IGALL(2013)）
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。

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

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（3／16）○ 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 -

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
太字：前提条件

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

11

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 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，下地金属が直接に腐食性環境にさらされる
鋼ためと考えられ，流速，水質，温度，酸素濃度等によって加速される。

○

材料，流体の流れ，環境の因子が重なり合って生じる，腐食と物理作用の相乗効果による減肉

材料，流体の流れ，環境の因子が重なり合って生じる，腐食と物理作用の相乗効果による減肉

流れ加速型腐食(FAC)／ｴ
ﾛｰｼﾞｮﾝ･ｺ
ﾛｰｼﾞｮﾝ

流れ加速型腐食(FAC)／ｴ
ﾛｰｼﾞｮﾝ･ｺ
ﾛｰｼﾞｮﾝ

10

9

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

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
軽水炉で管理
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
NO.
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
詳細
否の材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由○
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8 減肉 腐食 ｱﾝﾓﾆｱｱﾀｯ 銅合金が腐食環境（酸素，ｱ侵入）部位においては長期間の運 転圧力が大気圧以下，かつ，蒸気凝ｸ
ﾝﾓﾆｱの侵入）において銅成
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分が溶出して生じる腐食
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（4／16）－－－

× 保管状態では流れがない。

想定される設備の例

×

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

○ 腐食

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 ×A○（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
硫化高温の硫黄化合物を含む環
17
境で金属が硫化物を生じる
消耗
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
太字：前提条件

16

酸に
よって
腐食さ
れる材
料

○

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15

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。

－

－

－

－

○

ボイラ等で高温にさらされる部位について想定要炭素鋼 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。

○○

× 保管状態では流れがない。

－

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（5／16）－－－○ 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

○ 腐食

○

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添付資料①

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
経年劣化事象
要否 の分類

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。

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して硫酸を作り，このときに生じ合金
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よって水は強酸性となって著しい
鋼
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。

○

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

14

銅合金
鋳鉄

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

13○

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
軽水炉で管理
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
NO.
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
詳細
否の材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由○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12 減肉 腐食 液滴衝撃 液体又は固体粒子の衝突に
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）
ｴﾛｰｼﾞｮﾝ よる機械的作用によって生位は，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
合金（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
た水は固定羽根の後縁から小滴と鋼
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）

- 26 -

割れ 疲労

A

A

×

×

○

○

腐食疲労 腐食性環境中において腐食部を起点とした繰返し応力
によって静的強度より低い応力で生じる破壊

A

A

×

×

A

×

疲労割れ 繰返し応力によって静的強度より低い応力で生じる破壊

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

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
太字：前提条件

25

24

23

22

21

20

19

－

－

－

－

－

－

－

－

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 疲労強度は材料，形状，応力状態
ﾆｯｹﾙ基 及び環境によって影響を受ける。
合金
環境の影響については高温水環境
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，その変動によって割れ発生の可能性がある。
高低温流体合流部等の温度ゆらぎが生じる部位では，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，熱交換器伝熱管等の繰返し応力が発生する部位は高サイクル疲労割れの可能性がある。
腐食環境にあり繰返し応力を受ける部位について，腐食部を起点として破壊を生じることがある。

－－

孔食等の生じる腐食性環境中で繰返
し応力を受ける部位について想定要

小口径管台，ポンプ主軸，熱交換器
伝熱管等において想定要

高低温流体合流部等において想定要

熱成層が生じるような配管において想定要設計条件や過去の運転実績に基づき，工学的判断による評価上厳しい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
軽水炉で管理
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
NO.
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
詳細
否の材料
ﾓｰﾄﾞ 区分
要否
事象
理由
－
－
18 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）

○

○ 疲労割
れ

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

理由

× 保管状態では温度，圧力変動は無視できるほど軽微。

機械編（6／16）

－

－

－

－

－

－

－

－

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

× 保管状態では温度，圧力変動は無視できるほど軽
微。

－

－

－

－

－

－

－ 腐食

－

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

- 27 -

SCC

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

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
太字：前提条件

28

27○

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 粒界型SCC：低炭素化されていな
いオーステナイト系ステンレス鋼
において，引張り残留応力が高く，Cr欠乏（鋭敏化域）がみられる溶接熱影響部では，高温環境中
でSCCが確認されている｡（鋭敏化域）
また，低炭素オーステナイト系
ステンレス鋼では，強加工された
加工硬化部で高い引張残留応力の表面硬化層にSCCが確認されている。

○○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

×

○

②BWR環境で100℃以上の流体と接液し，・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ない部位について想定要
・低炭素化されていないオーステナ
イト系ステンレス鋼では，引張り残留応力が高く，材料中にCr欠乏（鋭敏化域）がみられる溶接熱影響部等の高残留応力部で想定要③PWRの1次系環境で，溶存酸素濃度を5×10-9（5ppb）以下，塩素イオン濃度を0.05×10-6（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

×

×

応力腐
食割れ

○ 疲労割
れ

経年劣
化事象
要否 の分類①BWR，PWR使用環境において，100℃未満の条件では想定不要

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
軽水炉で管理
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
NO.
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
詳細
否の材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由○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）
26 割れ 疲労 ﾌﾚｯﾃｨﾝｸﾞ 互いに押しつけられ，接触している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
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
る。
2物体の面圧が19.6MPa（2kgf/mm2）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）

理由－想定される設備の例

機械編（7／16）○ 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。

× 使用しない場合は，相対す
べりは発生しない。

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

- 28 -

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
太字：前提条件30④BWR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

○

○

○

機械編（8／16）○ 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
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
軽水炉で管理
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
NO.
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
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
○
ｽﾃﾝﾚｽ鋼
材料の腐食感受性と作用応
割れ
応力腐食
○
塩素イオン濃度等の水質
水質管理を実施できない
×
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×
29
SCC
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，塩分の濃性が極めて低いことから想定不要
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，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る。（建設後に機器表面に塩素を ×10-9(5ppb)以下，塩素イオン濃度を含有するテープ等を貼り付け，そ 0.05×10-6(0.05ppm)以下に管理しておの塩分が熱サイクルを経る等にり，⑤以外の条件下ではSCC発生のよって濃縮した表面においても同可能性が極めて小さいことから想定
様である）
不要
×
③炉水環境以外で温度が50℃以下の部位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）

- 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
太字：前提条件

33
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。

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。

○

×

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○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（9／16）－

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
軽水炉で管理
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
NO.
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
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
○
割れ
応力腐食
材料の腐食感受性と作用応ｽﾃﾝﾚｽ鋼
中性子照射量が下記の値を超える部○
×
保管状態においては，中－照射誘起型SCC：オーステナイト
SCC
31
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
1×1025m-2(SUS316)(E>1MeV)む）
PWR：1×1025m-2(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)
1×1025m-2(SUS316)(E>1MeV)
PWR：1×1025m-2(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
32
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）

- 30 -

遅れ破 遅れ破壊 応力が加わっている金属中
壊に原子状の水素が拡散侵入して発生する脆性破壊

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

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
太字：前提条件

38

37

36

35

○

×

○

A

－

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
応力686MPa(70kg/mm2)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)）

－

○

○

○

応力腐
食割れ

経年劣
化事象
要否 の分類ｽﾃﾝﾚｽ鋼 弁の弁棒（SUS630，SUS403）等で 0.2% 耐力が980MPa(100kgf/mm2)以下 ○ 遅れ破壊
高張力 遅れ破壊が確認されているが，遅 で高張力鋼を使用している部位につ鋼
れ破壊の対象となるのは，高張力 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

－

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

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
軽水炉で管理
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
NO.
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
詳細
否の材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由○
銅合金製の伝熱管を用い，かつ，ア
銅合金 給水加熱器の製作当初等におい
34 割れ SCC 応力腐食 材料の腐食感受性と作用応
割れ
力並びに腐食環境が重なりて，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合った条件で起こる割れ力が存在している部位で，かつ， 想定要（粒界割れ，貫粒割れを含管板と細管との隙間等腐食環境にむ）ある場合においては，長期間の運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）

理由想定される設備の例－－－

機械編（10／16）○ 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。

－○ 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，低温で保管されるため，想定不要。

○ 低温で保管されるため感受 給水加熱器（銅合金製の性が低下し，適切な水質管 伝熱管を使用したもの）
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

- 31 ○

×

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

材質 熱劣化 熱時効
変化

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。

A

制御棒クラスタ被覆管について想定
要溶接条件が十分に管理されている場
合発生の可能性は小さいが，海外プ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)）

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。
－

ﾆｯｹﾙ基
合金
炭素鋼
低合金
鋼
－

－

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 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)

○

材料が，長時間高温にさらされることによる靭性の低下照射誘 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)

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
太字：前提条件

43

42

41

40

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
軽水炉で管理
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
NO.
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
詳細
否の材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由
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○
39 割れ 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 (PWR)
次冷却水の遊離アルカリの濃縮と 想定要
A 合金
る割れ
×
(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。

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

－ －

×

－

－

× 保管状態では，高温環境
にない。

× 熱時効

○ 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。

× 保管状態では照射を受けない。

○

想定される設備の例

機械編（11／16）

－

－

－

－

○ 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）※残留水による局所的な環境の悪化が懸念される

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

○ 照射誘
起割れ

○ クラッ
ド下割
れ

○ 粒界腐
食割れ

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

- 32 -

劣化

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

○

中性子
吸収体

低合金
鋼

○

中性子照 中性子照射による関連温度
射脆化の上昇や上部棚吸収エネル
ギーの低下

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。

制御棒等の中性子吸収体について想定要

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
×1021m-2(E>1MeV)以上で材料特性変化の可能性がある。

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(PWR)，約3×1024m-2(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1024m-2(E>1MeV)(BWR)以上で伸 定要
び，絞りの低下の可能性がある。

○

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
太字：前提条件

47

46

45

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
軽水炉で管理
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
NO.
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
詳細
否の材料
ﾓｰﾄﾞ 区分
要否
事象
理由
－
－
×
A －
44 材質 熱劣化 焼き戻し 低合金鋼では焼き戻しに際変化
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

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

－

理由

× 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。

機械編（12／16）

－

－

－

－

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

× 保管状態では照射を受け
ない。

－

－ －

○ 劣化

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

- 33 -

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

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
太字：前提条件

49

×

A

－

－

－

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
軽水炉で管理
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
NO.
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
詳細
否の材料
ﾓｰﾄﾞ 区分
要否
事象
理由
○
ゴム
定期的に取替えを行わないゴム， ゴム，樹脂等について想定要
ゴム，樹脂等の熱，放射48 材質 劣化 劣化
樹脂
樹脂等は熱，放射線，水分等の影
変化線，水分等の影響による性
響によって性能が低下する可能性
能の低下
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）

－

○ 劣化

経年劣
化事象
要否 の分類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。電磁弁の通電による発熱で，Ｏリングの劣化が懸念される場合には，電磁弁の電源切による保管等
が有効。
－
－

機械編（13／16）－○ 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
状態においては環境条件 ング），各種ゴム製品のガスが緩和される。
ケット，パッキン等，ダイヤ
一方で，保管環境が運転 フラム弁（ダイヤフラム），エ
中と同等，または厳しくなる キスパンション，電磁弁（Ｏ場合が考えられるため，劣 リング）化の想定が必要。
【潤滑剤】
例えば，以下について留意 回転機器及びリンク機構軸が必要：
受部等に使用される潤滑・通常は湿潤環境にあるゴ 剤（油，グリス）
ムを乾燥保管することで硬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。

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

- 34 -

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
太字：前提条件55

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－

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。

ｵｰｽﾃﾅｲﾄ 高い中性子照射を受ける部位では，発生の可能性がある。
系
ｽﾃﾝﾚｽ鋼

設計 －
上，考
慮して
いる。

－
○
(PWR)
A
×
(BWR)
(BWR)

○

ｽｳｪﾘﾝｸﾞ 材料に一定以上の中性子照（体積膨 射が加えられると体積膨張を生じる現象張）54

×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

ﾗﾁｪｯﾃｨﾝ
ｸﾞ

53

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。

○

PWRの蒸気発生器管支持板クレビス部に想定要

炉内構造物等の高照射領域において想定要－

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｡
一般に温度が高い程その傾向は著 ては想定要
合金
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。

○

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

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

照射下ｸ
ﾘｰﾌﾟ

その 変形
他

変形

52

51

○

○ 変形

－

○

○ 変形

－

－

－

－

機械編（14／16）○ 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）× 保管状態では，照射を受けない。

－

× 保管状態では，照射を受けない。

○ 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。

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
軽水炉で管理
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
NO.
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
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
○
ｸﾘｰﾌﾟ
ｸﾘｰﾌﾟ
○
炭素鋼
高温で応力を受ける部位について×
保管状態では，高温環境－
そのｸﾘｰﾌﾟ破クリープ温度域（融点の約DG，ボイラー等で高温で使用される
50
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ついて発生する可能性がある。
労割れ力を受けることに起因する破壊
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）

- 35 -

緩み

緩み

はく離

ネジ部の振動等による締結
力の低下

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

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
太字：前提条件

59

58

57

○

○

○

締結部

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

締結部の振動及び熱影響によって緩みを生じる。

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。

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。

廻り止めの処置がされておらず，長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)）

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タービン軸受部の盛金部は想定要

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軽水炉で管理
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
NO.
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
詳細
否の材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由
大型鋳物に生じるひずみ○
鋳鋼
タービン車室のように大型鋳物で 高圧タービンの外部車室については
56 その 変形 変形他
かつ構造が複雑な機器については 想定要影響がある。

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

機械編（15／16）○ 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。
○ 緩み

－

－

想定される設備の例○ 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。

× 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。

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

○

○ はく離

○ 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

- 36 -

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
太字：前提条件○

耐火物の 温度変化による耐火物の割
割れ
れ

○

63

滑り部の摩擦抵抗増大によ
る動作不良

○

固着

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

固着

62

61

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。

長期にわたって使用する滑り部
は，異物，塵埃，潤滑油劣化等による摩擦抵抗増大によって固着する可能性がある。

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

異物，塵埃の付着や潤滑油劣化等の可能性がある滑り部について想定要

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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
NO.
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
詳細
否の材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由○ｽﾃﾝﾚｽ鋼 熱交換器の伝熱管等熱伝達特性を 海水環境等水質管理されていない環
60 その 異物付 異物付着 異物の付着による性能低下
他
着銅合金 要求される部位等では異物付着が 境で異物付着が性能に影響を及ぼす
ﾆｯｹﾙ基 性能低下につながる。海水系の熱 部位については想定要交換器で海生物付着を経験してい合金
ﾁﾀﾝ,ﾁﾀﾝ る。
合金

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

× 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（16／16）－－

なお，巡視点検による錆の ・その他、参考資料の別表
発生状況の確認や熱負荷 を参照
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（メカニカルスナバ等），
可能性があり，想定が必
支持脚（スライド脚），要。
固着の原因として，錆の発 弁（弁体等），
遮断器（操作機構）
生にも留意が必要。
また，使用しないことにより【事例（国内）】固着の要因が除去されず，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（NUCIA通番 11578）
必要。

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 参考資料の別表を参照
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想定される設備の例○ 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

○ 異物付
着
（ｽｹｰﾙ
付着）

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

- 37 -

添付資料①

割れ 疲労

疲労

割れ SCC

ﾌﾚｯﾃｨﾝ
ｸﾞ疲労

疲労割
れ

応力腐
食割れ

全面腐
食

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。

○

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。

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

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

○

○

○

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
太字：前提条件

68

67

66

65

腐食

×

使用しない場合は，相対す
べりは発生しない。

－－

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。

結露が生じやすい環境に 機器内部の発熱がなくなるなる場合（内部ヒーターを停 機器止する場合や機器に通電しない場合等）は留意が必要。

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。

× 保管状態では繰返し応力は発生しない。

○○

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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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
管理
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
NO.
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
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
減肉 摩耗 凝着摩 滑り部，摩擦面の実接触部○
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－
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。
64
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）（＊）

- 38 -

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
太字：前提条件

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

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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
管理
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
NO.
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
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
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 ※通常サイクルよりも振動
アルミニ じることが考えられる。
いない部位で，振動によって緩可能性は小さいが，通常サ の影響が著しく大きい環境
ウム合金
みが予想される箇所について想イクルよりも振動の影響が に設置されているもの
著しく大きい環境に設置さ定要（IGALL(2013)）
れている場合は，廻り止め処置等の施工状況に応じ69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）（＊）

- 39 -

74

73

72

放射線照射による絶縁材料
の特性低下

○

○

○

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

○

○

○

○

○

絶縁特
性低下

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：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。
太字：前提条件

放射線劣化

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

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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
管理
考慮すべき
NO.
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
詳細
否の材料
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
理由
絶縁 絶縁 熱劣化 熱的要因によって絶縁物のﾎﾟﾘｴｽﾃﾙ 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○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
70
ﾌｪﾉｰﾙ樹脂ﾎﾟﾘｴﾁﾚﾝ
ＥＰゴ
部分放 固体絶縁に付随するゴミ・○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
71加された場合，固体に対して気体中に生じる放電

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）

理由

○

○

×

電気編（1／2）

保管状態における原子炉 停止中も高放射線環境下
格納容器内の放射線の影 にさらされている電気・計装
響は相当小さいが, 廃棄 設備
物関連設備等において，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。

－

想定される設備の例

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

○ 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。

○

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

- 40 -

80

79

78

77

76

機能・
動作特
性低下

機能

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

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

多数回電流開閉による接点
損傷

計測機
器

絶縁油
避雷器
素子
半導体
素子
等

○

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

○

○

○

○

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

添付資料①

－

理由

○

○

－

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）】参考資料の別表を参照－－

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

× 保管状態においては，開閉は行われない。

要否

－

－

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：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。
太字：前提条件

入出力
特性低
下

特性 信号
変化

断線

酸化
塵埃付
着

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
管理
考慮すべき
NO.
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
詳細
否の材料
ﾓｰﾄﾞ 区分
要否
事象
理由
Ａ －
－
－
導通 導通 接点溶 熱による導通部接点の溶着
×
着
75 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）

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。

- 41 -

※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）- 42 -

- 43 -

経年劣化
要因

義

○ 強度低下（中性化）

コンクリート構造物に対して問コンク 全コンクリート構造物
リート コンクリートは空気中の二酸化炭 題となる事象であり想定要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。

○

中性化

3

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：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。

○ 強度低下（放射線照射）

コンク 過度の放射線照射を受ける部位 過度の放射線照射を受ける部位
リート コンクリートが過度の放射線照射 について想定要を受けた場合には，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。

○

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

ATENAガイド
停止中スクリーニング

○

×

－

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。

軽水炉で使用材料ごとに想定される経年劣化事象
長期停止期間中に経年劣考慮すべき想定される経年劣化事象
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
否の
材料
要否
要否
理由
想定される設備の例
理由－○
コンク 高温となる部位
高温となる部位について想定要 ○ 強度低下 × 最高温度に対する評価でリート コンクリートが高温になると，コ（熱）
あり、評価対象部位は、高ンクリート中の水分の逸散に伴う温となる内部コンクリートの一次遮蔽壁(PWR)、原子
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
炉ペデスタル、一次遮蔽壁(BWR)であるが、停止中の発生によって強度低下が生じにおいては、運転時のようる。
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。

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２段階スクリーニング

2

1

管理
NO.

第１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）

添付資料③

- 44 -

経年劣化
要因

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

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２段階スクリーニング

ATENAガイド
停止中スクリーニング

○

○

×

反応性骨材を使用していないこ
コンク 全コンクリート構造物
リート アルカリ骨材反応は，ある量の反 とを確認していない場合は想定
応性骨材の存在，硬化体中の細孔 要
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。

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

強度低下
（アルカ
リ骨材反
応）

運転時と環境条件が変わるものではない。

×

コンクリート・鉄筋編（2／6）－

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。

○

軽水炉で
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
長期停止期間中に経年劣考慮すべき想定される経年劣化事象
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
否の
材料
要否
要否
理由
想定される設備の例
理由○
コンク 海水中の塩分の飛来を受ける部位 海水中の塩分の飛来を受ける部 ○ 強度低下 ○ 塩分浸透による鉄筋腐食 屋外コンクリート構造物
リート 塩分に含まれる塩化物イオンは鉄 位について想定要（塩分浸の進展は、環境条件（塩 建屋外壁（屋外面）
筋表面の不動態被膜を破壊し，腐透）
化物イオン濃度、温度、相食を促進させる。
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。

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象

6

5

4

管理
NO.

第１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）

添付資料③

- 45 -

経年劣化
要因

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

義

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

工業材料で想定される経年劣化事象

第２段階スクリーニング

ATENAガイド
停止中スクリーニング○

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

・立地地点が凍結融解作用のおコンク 地上部コンクリート
リート コンクリート中の水分が凍結と融 それのあると判断される場合は解を繰返し，その膨張圧によって 想定要
ひび割れや表面部のはく離が生 ・凍結融解作用のおそれのあるじ，コンクリートの強度低下につ 地点の知見としては，一般社団
ながる可能性がある。
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×○ 強度低下（凍結融
解）

運転時と環境条件が変わるものではない。

×

コンクリート・鉄筋編（3／6）－

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。

○

軽水炉で
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
長期停止期間中に経年劣考慮すべき想定される経年劣化事象
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
否の
材料
要否
要否
理由
想定される設備の例
理由○
コンク 機械基礎コンクリート
機械振動を受ける部位について ○ 強度低下 ○ 運転中に最も機械振動の 非常用ディーゼル発電機基
リート 機械振動によってコンクリート構 想定要（機械振
影響を受ける部位は，停 礎
造物が長期間にわたって繰返し荷動）
止期間中にその影響を受重を受けると，ひび割れが生じ，けないものの，停止期間
コンクリート構造物としての健全中にも機械振動を受ける性が損なわれる可能性がある。
部位があるため，その部
位の経年劣化を想定する必要がある。ただし、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。

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象

9

8

7

管理
NO.

第１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）

添付資料③

- 46 -

経年劣化
要因

定

義

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。

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。

風化

日射

12

13

第２段階スクリーニング××

影響は軽微であることから想定
コンク 地上部コンクリート構造物
リート コンクリート表面の温度変動に 不要
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。

○

×

コンク 地下部コンクリート
軟水など成分濃度の低い水が，リート 地下部に存在する水にセメント水 河川のように常に新しく供給さ和物が溶解し，組織が疎となり強 れるような環境において進行す
度低下の可能性がある。
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，想定不要コンク 全コンクリート構造物
・乾燥収縮によるひび割れは一
リート 硬化中のコンクリートから，水分 般建築物における壁などの薄いが乾燥に伴い逸散し，収縮する。 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

○

○

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。

理由
運転時と環境条件が変わるものではない。

×

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

要否

－

－

軽水炉で
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
経年劣
考慮すべき
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
否の
材料
要否
理由
○
コンク 化学物質の作用を受ける部位
・地下部コンクリートの侵食に× －リート コンクリートが，水分などに含有 対しては鉄筋のかぶりを大きくされた化学物質に直接接すること するなどの対策を講じている。
によって生じる可能性がある。 ・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

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象

11

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。

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

（乾燥）
収縮

10

管理
NO.

第１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）

添付資料③

- 47 -

経年劣化
要因

定

義

コン 熱
ク
リー
トの
遮蔽
能力
低下

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。

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２段階スクリーニング

ATENAガイド
停止中スクリーニング○

コンク 遮蔽機能を要求され高温となる部 遮蔽機能を要求され高温となる
リート 位
部位について想定要
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。

○ 遮蔽能力
低下
（熱）

×

－

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。

軽水炉で
使用材料ごとに想定される経年劣化事象
長期停止期間中に経年劣考慮すべき想定される経年劣化事象
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
否の
材料
要否
要否
理由
想定される設備の例
理由○
コンク プレストレストコンクリートで プレストレストコンクリートの ○ 緊張力の ○ 運転時と環境条件（温度 プレストレストコンクリート製原低下など）が変わるものの、停 子炉格納容器
リート は，コンクリートの乾燥収縮やク テンドン等に想定要止中もテンドンの緊張力
リープにより，時間の経過ととも （IGALL(2013))
低下は進展するため、運に体積を変化させ，テンドンの緊転中と同じ部位を評価す
張力が低下する可能性がある。
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。

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象

15

14

管理
NO.

第１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）

添付資料③

- 48 -

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。

○

○

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

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象

1918

繰返し荷重によって疲労が蓄積し，強度が低下する。

疲労

義

17

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

16

管理
NO.

第１段階スクリーニング

全鉄骨構造物
薬品等が浸入する環境にさらさ
薬品等の浸入によって鉄部が発錆 れていないことから想定不要
し，鉄骨の強度低下が生じる。

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（疲労）繰返し荷重が継続的に加わる部位 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
風等の繰返し荷重によって金属疲 位について想定要労を起こし，強度低下に至る可能
性がある。

要否
○ 鉄骨の強度低下（腐食）想定要否の検討

経年劣
化事象
の分類

全鉄骨構造物
鉄骨構造物に対して問題となる
鉄は一般に大気中の酸素，水分等 事象であり想定要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

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）

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 原子炉補助建屋（上屋鉄骨）
止中においても、運転中と タービン建屋（上屋鉄骨）
同じ部位の経年劣化を想 排気筒定する必要がある。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

○

○

要否

ATENAガイド
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機器・構築物
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（抽出フロー
については、参考-9 ページの「図２

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・構造物の抽出）」参照。
・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た機器・構造物の使用環境
を表 1.2-1 に示す。
なお，長期停止期間中の経年劣化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，長期停止期間中の経年劣化
影響と保全ポイントの表中に補足説明している。
(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。
※：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。

©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
蓋用管台
空気抜用管台材料※１
低合金鋼（ステンレ
ス鋼クラッド）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）

主フランジボルト
フランジガスケッ
ト
真空破壊弁
ストレーナ
トップヘッド主フランジボルト
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
合金鋼，低合金鋼－

経年劣化事象※１（消耗品・定期取替品）
劣化
腐食（全面腐食）
疲労割れ
腐食（全面腐食）（消耗品・定期取替品）

炭素鋼鋳鋼，炭素鋼
ステンレス鋼
炭素鋼
低合金鋼
エチレンプロピレン
ゴム

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，表 2.1-1 に記載の経年劣化事象毎に、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

経年劣化事象※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

安全注入管台※３

炉内計装筒

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
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]
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

容器支持金物低合金鋼※４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）
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©Atomic Energy Association 2020

A-5

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。
※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※１②

上蓋フランジ※１⑩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※１⑦

冷却材入口管台⑭

Ｏリング※１⑦-1

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③②③の発生を防止している。また，接入熱を管理することで，き裂

国内プラントでは，製作時に溶※１※２

質管理を適切に行うことは必要の可能性は極めて小さいが，水

－

響]参照

ラント長期停止の影

応力腐食割れ-5)プ

技術レポート［(2)※２：経年劣化影響

た状態での保管

一次冷却材を保有し原子炉圧力容器内に正な水準に維持されていく，一次冷却材を保有した状態ることを適宜確認する）

においては，現在、（塩素イオン濃度等が適材）の温度は 100℃未満と低では応力腐食割れの発生，進展※１：国内プラント

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（一次冷却けない

停止期間中は放射線の影響を受変動がない

長期停止期間中の経年劣化影響
影響
説明
有無
③
停止期間中は大きな圧力・温度

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②

が必要錆）の発生を抑制する保管管理

ランジ面に対しては，劣化（発ステンレス鋼クラッドがないフの点検を実施する

また，通常保全に復帰す

上蓋を開放して保管している場
ッティングの想定は不要だが，施して保管するり，ピッティングが想定されるる場合には，フランジ面

ないフランジ面に養生をランジシール部が狭隘部とな合は狭隘部が存在しないためピステンレス鋼クラッドが長期停止期間中の保全ポイント

上蓋を閉止している場合は，フする必要はない。

停止期間中のき裂の進展は考慮

応力が付与されないため，長期長期停止期間中は有意な繰返し

長期停止期間中の経年劣化影響
影響
説明
有無
き裂が存在していたとしても，備考【凡例】①：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経年劣化
事象。
②：長期停止期間中に経年劣化要因があり、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さないように、適切な保全活動を行う必要がある経年劣化事象。
③：長期停止期間中に劣化要因がない経年劣化事象。

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，表 2.2-1 に記載の経年劣化事象毎に、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，原子炉圧力容器（BWR）の構造の例を図 2.2-1 に示す。
なお，ABWR の原子炉圧力容器については、高経年化技術評価を未実施のため、PLM 学会
標準に経年劣化事象の知見が反映されていないが、基本的な設計思想は BWR の原子炉圧力容器と同様である。
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)

主フランジ

ノズル，
セーフエンド，貫通部シール，ティ

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(ステンレス鋼クラッド，高ニッ クラッド下層部のき裂
ケル合金クラッド)
腐食（隙間腐食，孔食）
炭素鋼，
低合金鋼

低サイクル疲労

炭素鋼，低合金鋼(ステンレス鋼
クラッド)

低サイクル疲労

腐食（FAC 及び全面腐食）

ステンレス鋼，高ニッケル合金

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

スタッドボルト

低合金鋼

スタビライザブラケット，
スタビライザ

炭素鋼，
低合金鋼

ブラケット

中性子照射脆化

クラッド下層部き裂
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）低サイクル疲労低サイクル疲労
腐食（全面腐食）
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）

支持スカート

低合金鋼

基礎ボルト

低合金鋼，
炭素鋼

低サイクル疲労
腐食（全面腐食）
腐食（全面腐食）※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

⑫
⑬

⑤

⑥
⑦
③

蒸気

No.

⑭

上鏡

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

⑧

純水
(原子炉冷却材)

⑨
⑩
④

位

①

⑦
⑧

部
※１

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⑪

スタブチューブ⑫

スタッドボルト※１⑬

Ｏリング※１⑭

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

A-11

A-12

裂

胴部等

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③②③

しても，長期停止期間中は有また，き裂が存在していたと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，製作時に行うことは必要

※１※２

－

響]参照

ント長期停止の影

力腐食割れ-5]プラ技術レポート[(2)応※２：経年劣化影響

原子炉冷却材を保有を適宜確認する）

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

原子炉圧力容器内に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した状態での保管においては，現在、（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：国内プラント

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
③
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

スタビライザブラケ

摩耗（摺動部）ット，

基礎ボルト等

主蒸気ノズル等

想定される部位

腐食（全面腐食）

腐食）

腐食（FAC 及び全面

経年劣化事象な水準に維持されていることを適宜確認する）

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，全面腐食の影響は小さいが，水質管理

②
(全面
腐食)

②

②

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ものであり，摩耗が発生・進

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，格納容器内設備に損傷が懸念される場合

長期停止期間中の地震により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。

（塩化物イオン濃度等が適正れる環境ではないことから，

(FAC)

③

水質管理を適切に行う

長期停止期間中の保全ポイント

停止期間中は蒸気が高速で流い。

裂の進展を考慮する必要はな

いため，長期停止期間中のき長期停止期間中の経年劣化影響
影響
説明
有無
意な繰返し応力が付与されな
備考

A-14

スタビライザ

想定される部位

な損傷がないことを，地震後点検により確認する。

期停止期間中の地震により設備に損傷が懸念される場合に確認することが必要。

は，点検により異常の有無をに，機能に影響を与えるよう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
展する可能性は小さいが，長備考【凡例】①：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経年劣化
事象。
②：長期停止期間中に経年劣化要因があり、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さないように、適切な保全活動を行う必要がある経年劣化事象。
③：長期停止期間中に劣化要因がない経年劣化事象。

経年劣化事象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，表 3.1-1 に記載の経年劣化事象毎に、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 及び図 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

材料

経年劣化事象腐食

トップドーム部※２

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

②

②

影響
有無
③

塗装を実施する

維持することで，停止期間中の腐食が必要。

周辺のコンクリートを点検することは考慮する必要があるため，埋設部が，コンクリートの中性化等の影響

め，腐食速度としては極めて小さい

り，鉄表面は不動態化しているたにより強アルカリ環境を形成しておコンクリート内の水酸化カルシウムートの目視点検

埋設部周辺コンクリ

し，必要に応じて再塗装を施しており，塗膜の健全性をの発生を防止できる

目視点検により確認

適宜塗膜の健全性を－

長期停止期間中の保全ポイント

ライナープレートの大気接触部）に鋼板の内面及び外面（PCCV の場合は力・温度変動を受けない

運転中，停止期間中ともに大きな圧説明

長期停止期間中の経年劣化影響
備考【凡例】①：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経年劣化
事象。
②：長期停止期間中に経年劣化要因があり、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さないように、適切な保全活動を行う必要がある経年劣化事象。
③：長期停止期間中に劣化要因がない経年劣化事象。

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，表 3.2-1 に記載の経年劣化事象毎に、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。
なお，ABWR の鉄筋コンクリート製格納容器（以下「RCCV」という。）については、高経
年化技術評価を未実施のため、PLM 学会標準に経年劣化事象の知見が反映されていないが、主要な経年劣化事象については、Mark-Ⅱ及び Mark-Ⅰ改の原子炉格納容器の知見と同様である。また、RCCV 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。
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）※１（トップヘッド，円錐部）※２

炭素鋼

腐食

サプレッションチェンバ（円筒部）※１※２

炭素鋼

腐食

炭素鋼

腐食

スプレイヘッダ，ベントヘッダ，ダウンカマ
等※１

炭素鋼

腐食

トーラス部※１

炭素鋼

腐食

ステンレス鋼

疲労割れ

炭素鋼
炭素鋼
低合金鋼
ステンレス鋼

腐食
腐食
腐食
疲労割れ

ｴﾁﾚﾝﾌﾟﾛﾋﾟﾚﾝｺﾞﾑ

劣化（硬化）

炭素鋼，
低合金鋼

腐食

サンドクッション部（鋼板）※１※２

ベント管ベローズ※１

ベント管※１※２
真空破壊弁※１※２
主フランジボルト※１※２
ダイヤフラムフロアーシールベローズ※１※２
スタビライザ，シアラグ※１※２
基礎ボルト

※１※２

低合金鋼

摩耗
腐食

※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
⑧
⑨
⑩
⑪
⑫
⑬
⑭
⑮
⑯
⑰
⑱
⑲
⑳

⑪
⑩

①
⑧
⑨

A-A 断面

②
⑥
⑦

A

部

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾁｪﾝﾊﾞ

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

A

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

④

※１

,

円錐部

②
③

位

主フランジボルト

シールベローズ⑤

ガスケット※１⑥

スタビライザ⑦

上部シアラグ⑧

円筒部⑩

ダイアフラムフロアー

ウェル

部

⑨

※１

ベント管

ドライ

No.

※２

⑪
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

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

摩耗

疲労割れ

腐食

腐食

経年劣化事象

じて再塗装を実施する。

停止期間中の腐食の発生を防止できる（円筒部等）等

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②

長期停止期間中の地震により設備に損傷が懸念される
場合に，機能に影響を与えるような損傷がないことを，地震後点検により確認する。

当該部は地震時のみ摺動するものであり，摩耗が発生・進展する可能性は小さいが，長期停止期間中の地震により設備に損傷が懸念される場合には，点検により異常の有無を確認することが必要。

ない

停止期間中は大きな圧力・温度変動がートを点検することが必要。

要があるため，埋設部周辺のコンクリリートの中性化等の影響は考慮する必－鉄表面は不動態化しているため，腐食

部）

③

目視点検

より強アルカリ環境を形成しており，（コンクリート埋設速度としては極めて小さいが，コンク埋設部周辺コンクリートの基礎ボルト

コンクリート内の水酸化カルシウムに②

検により確認し，必要に応ドライウェル，サプ
り，塗膜の健全性を維持することで，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点

影響有無②
鋼板の内面及び外面に塗装を施してお想定される部位

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
備考

A-22

【凡例】
①：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経年劣化
事象。
②：長期停止期間中に経年劣化要因があり、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さないように、適切な保全活動を行う必要がある経年劣化事象。
③：長期停止期間中に劣化要因がない経年劣化事象。

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。表 4.1-1 に記載の経年劣化事象毎に、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 4.1-2 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 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
区分

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-23

A-24

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②②③と乖離がないことを確認するため，目視点検などの定期的あるが，運転中と傾向が変わる
ものではない。

と乖離がないことを確認するため，目視点検などの定期的あるが，運転中と傾向が変わる
ものではない。

様の保全活動を継続する）

な点検を行う。（運転中と同想定した経年劣化の進展傾向

停止期間中も進展する可能性は様の保全活動を継続する）

な点検を行う。（運転中と同想定した経年劣化の進展傾向－－

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けない。

停止期間中は放射線の影響を受けない。

長期停止期間中の経年劣化影響
影響
説明
有無
③
停止期間中は高い熱の影響を受

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
備考

A-25

う。（運転中と同様の保全活動を継続する）

期間中にも機械振動を受ける主な部位として，非常用ディーゼない。

運転中と傾向が変わるものでは中も進展する可能性はあるが，ル発電機基礎があり，停止期間

点検などの定期的な点検を行（コンクリートの強度低下）の影響を受けないものの，停止

PWR:タービン架台等

機械振動

架台等

が可能である。

しているため，影響はない。
ることを確認するため，目視兆候を捉えること

応性骨材ではないこと等を確認

受ける部位は，停止期間中にそニタリングによりる骨材の反応性試験により，反BWR:タービン発電機②

部材変形などのモては，モルタルバー法などによトの強度低下の可を継続する）

ではない。

通常の目視点検やによるコンクリーう。
（運転中と同様の保全活動

が，運転中と傾向が変わるもの

く比較的新しいプラントにおいアルカリ骨材反応検などの定期的な点検を行

期間中も進展する可能性はある

能性については，

遅延膨張性骨材のことを確認するため，目視点とを確認していない場合、停止

一方で，廃止措置プラントを除新たな知見である

経年劣化の発生・進展がない

経年劣化の進展が緩やかであ物（コンクリートの強度低下）

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
説明
有無
②
反応性骨材を使用していないこ

運転中に最も機械振動の影響を

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A-26

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）

う。
（運転中と同様の保全活動を継続する）

が，運転中と傾向が変わるもの
ではない。

けない。

停止期間中は高い熱の影響を受いるため，影響はない。

を満足するなどの対策を施してを確保するために有効な空気量て凍結融解作用に対する抵抗性－検などの定期的な点検を行間中も進展する可能性はある③

ことを確認するため，目視点あると判断される場合、停止期

一方で、設計・施工段階におい

経年劣化の発生・進展がない

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
②
立地地点が凍結融解のおそれの備考【凡例】①：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経年劣化
事象。
②：長期停止期間中に経年劣化要因があり、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さないように、適切な保全活動を行う必要がある経年劣化事象。
③：長期停止期間中に劣化要因がない経年劣化事象。

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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（mm），t:材齢（年），A：中性化速度係数（㎜／√年））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及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

－

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
*3

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及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，長期停止期間中にお©Atomic Energy Association 2020

A-31

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。

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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，本ガイドラインの保全活動（建設中プラントを含む）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。（「図１－１ 保管対策の検討フロー例」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構築物，系
統及び機器のうち，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を検討する。
（３）保管対策のチェック
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，当該系統を構築物，系統及び機器の単位等に分解の上，（２）に戻り，保管対策を改めて検討す
る。

解説-1

ａ．添付資料①の知見の確認
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)チェック」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点検計

画等のチェックのフロー例」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

参考
本ガイドラインの作成にあたり参考とした現場経験及び知見とその反映について

１．はじめに本ガイドラインは，原子力発電所の長期停止期間中の保全活動で得た現場経験及び経年劣化事象に関する知見を参考にして、作成したものである。
以下に、その現場経験及び知見と、添付資料と別添 A への反映方針について、整理した。
２．インプット情報の分類
本ガイドラインの作成にあたり使用した技術ベースである「現場経験等」「経年劣化事象に関する知見」を表１に示す。
表１

本ガイドラインの技術ベース作成にあたり使用したインプット情報 一覧
項目
インプット情報
現場経験等（不具合情
国内情報
海外情報
報）
①：NUCIA1情報③：EPRI レポート（Browns②：CAP 情報
Ferry１号機）④：長期停止期間中の海外
OE 分析情報経 年 劣 化 事 象 に 関 す ⑤：経年劣化事象に関する既存知見
る知見※：長期停止期間中に関係する情報

３．現場経験等（１）国内 OE 情報①：NUCIA 情報【情報抽出方法】
本ガイドラインの作成にあたり，NUCIA に登録されている NUCIA 運用開始（2003 年度）以降のトラブル等情報（トラブル情報，保全品質情報及びその他情報）を対象に，「長期停止」をキーワード検索することで情報を抽出の上，長期停止期間中の経年劣化事象に関係する情報を抽出した。
また，上記情報以外で，東日本大震災以降の長期停止期間中の経年劣化事象が原因で発生したトラブル等情報（NUCIA 登録情報）の追加の必要性について，各事業者からのヒア
リングを行い確認するとともに，過去に事業者大で実施・共有したトラブル等情報分析結果※を確認し，長期停止期間中の経年劣化事象に関係する情報については，上記の抽出情1「原子力施設情報公開ライブラリー」のこと。

参考-1

報に追加した。
※：PWR プラントの再稼働時における懸案事項の共有のため，2000 年度～2009 年度までに原子炉起動時に発生したトラブル等情報（NUCIA 登録情報）を抽出した情報。
【抽出結果】
長期停止期間中の経年劣化事象に関連する情報として，３件の情報が得られた。個別のトラブル等情報リストは，[別表１]に示す。また，情報分析結果は表２に示す。
長期停止期間中の保全活動に関係するトラブル等情報※１ 一覧
保管状態の機器・構造物
使用している機器・構造物
経年劣化事象
※２
で発生
で発生
固着
１件(M)
腐食（全面腐食）
１件(M)
疲労割れ
１件(M)
計
２件
１件
※１：事象の分類について，T＝トラブル情報，M＝保全品質情報，S＝その他情報とする。
表２※２：長期待機状態の機器・構造物について発生したトラブル等情報も「保管状態」の欄で整理する。
（以降同じ）
抽出されたトラブル等の傾向を見ると，保管状態の機器・構造物については，保管環境が劣化抑制にあたり十分でなかったことで劣化が進展した「固着」「腐食」が発生している。
また，使用している機器・構造物については，長期停止期間中に使用条件を変更することにより劣化進展が想定よりも進んだ「疲労割れ」が発生している。
なお，これらの事象については，ATENA-WG のトラブル等情報水平展開の枠組みにおいて各事業者へ共有が行われるとともに，当該機器・構造物に対する定期点検の実施や点検内容の充実化等の予防処置の検討が行われている。
②：CAP 情報
【情報抽出方法】
各事業者においては，①の情報以外にも，機器・構造物の不具合が発生した場合は，各社の施設管理計画の下で不適合処理を行い，保全活動の改善を図っている。この活動の傾向を把握するため，国内各事業者において東日本大震災以降，初回の「特別な保全計画」
を定めて以降，特別な保全計画を構成する個別機器・構造物の点検計画や保管対策を変更するに至った事象※１について，保全指針の変更履歴を参考に各事業者が調査した結果をサンプル収集し，このうち経年劣化事象に関連するもの※２を抽出の上，傾向を確認した。
（以下，本欄では，左記プロセスで収集した情報を「CAP 情報」という。
）※１：各事業者からの調査の結果，不具合発生前に機能低下等の兆候を発見したものや，保管状態等を踏まえ想定される経年劣化事象を踏まえ未然に保管対策の変更を行った事例を，本欄に該当する事例として挙げた。
※２：不具合やその兆候の状況を踏まえ原因として想定される経年劣化事象を示すものであり，①NUCIA 情報のように，トラブル等情報に係る事業者大の枠組みを通じて推定原

参考-2

因の経年劣化事象を特定したものではない。
【抽出結果】
事業者からサンプル収集した CAP 情報のうち，経年劣化事象に関連するものを[別表２]に示す。
CAP 情報からは，配管内の排水不備が原因で発生した「腐食（全面腐食）」，発錆や潤滑性低下に伴う弁やポンプ軸受部の「固着」，腐食性生成物（スケール）による「異物付着」，
機器を長期使用しなかったことに伴い進展した「導通不良」，機器の使用条件の変更に伴い生じた「腐食（エロ－ジョン）」が確認された。また，不具合に至らなかった情報として，
シール不十分による計器ラック等への塵埃混入（導通不良の可能性）や，原子炉容器の乾燥保管に伴う水質悪化に関する情報が確認された。
（２）海外 OE 情報③：EPRI レポート
【情報抽出方法】
事業者の経年劣化影響評価技術レポート2に対する EPRI レビュー結果3では，長期停止期
間中の保全活動をレビューする上で参考となる海外事例として，米国 Browns Ferry1 号機
4の長期停止を挙げている。
本ガイドラインの作成にあたっては，参考として，EPRI レビューで挙げている Browns

Ferry１号機で現に発生した長期停止期間中に保全活動と関係する不具合事例を抽出した。
【抽出結果】EPRI レポートでは，Browns Ferry１号機で長期停止期間中の保全活動と関係する不具合事例の代表事例として，使用しない系統中に、乾燥保管のための排水時に残った原水が滞留すること等で生じた，残留熱除去給水(RHRSW)系統及び原水冷却水(RCW)系統配管の腐食事象を挙げている。

④：長期停止期間中の海外 OE 分析情報
【情報抽出方法】
JANSI は，過去に 1 年以上の長期停止を経験した海外プラント（6 基）に関する OE 情報（INPO 及び WANO 情報）を分析し，トラブル等発生原因（運転操作，長期停止期間中の保全活動等）を分類の上，事業者に共有している。
2

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）
3
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.
4
Browns Ferry1 号機は，1985 年 3 月以降，運転上及び管理上の問題により運転を停止し，2007
年 5 月に再稼働を行った。

参考-3

本ガイドラインの作成にあたっては，これらの分析結果のうち，長期停止期間中の経年劣化事象が関係していた事例を確認した。
【抽出結果】JANSI の分析結果で，具体的に長期停止期間中の経年劣化事象が関係していた事例について，表４のとおり確認した。
表４ 長期停止期間中に発生した経年劣化事象の事例（海外 OE 情報分析結果）
経年劣化事象
保管状態の機器・構造
使用している機器・構
物で発生
造物で発生
※１
異物付着
１件
導通不良
１件※２
腐食（エロージョン）
２件※３※１：循環水配管内で生成した腐食生成物（スケール）が伝熱性能の低下を招いたもの。
※２：機器操作スイッチの接点不良によるもの。
※３：PWR 化学体積制御系統の充てんライン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ものと、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間使用したことによる吸込インペラの損傷によるもの。
（３）まとめ・保管状態の機器・構造物に対する劣化として，主に固着，腐食，導通不良が発生している。また，これらの事象の発生要因としては，以下のような傾向が見られる。
－保管環境が要因で劣化が進展
例：固着（弁の発錆）－劣化進展の抑制のための対策が十分でないことで劣化が進展
例：腐食（配管内の排水不備）－使用しないことで劣化が進展
例：導通不良（電気品の酸化膜形成）
・使用している機器・構造物については，機械設備に対し，腐食（エロ－ジョン）や疲労割れが発生している，これらはいずれも，使用条件を運転中から変更したため，運転中の使用条件で想定されるよりも早く劣化が進展したものである。
（本頁以下余白）

参考-4

４．経年劣化事象に関する知見（１）既存知見について⑤：経年劣化事象に関する既存知見
本ガイドライン作成にあたり活用した経年劣化事象に関する既存知見は，以下が挙げられる。
・PLM 評価書
・保全活動及び PLM 評価の前提として活用している事業者及びメーカーの保有情報
・PLM 学会標準5（附属書 E）
・経年劣化影響評価技術レポート
既存知見を元に，長期停止期間中に想定される経年劣化事象として整理するにあたり特に考慮した事項を以下に述べる。
ａ．長期停止期間中も考慮が必要な経年劣化事象
長期停止期間中に想定される経年劣化事象は，基本的には，使用環境や使用条件の違いにより決まるものであり，ｂ及びｃ（後述）を除く経年劣化事象は，通常保全サイクル
における経年劣化事象に関する既存知見が活用できる。
表６に，既存知見として，現場の保全活動や PLM 評価にあたり事業者が活用している，
長期停止期間中の経年劣化事象に関連する知見の例を示す。
表６ 現場の保全活動や PLM 評価で蓄積した既存知見の例
経年劣化事象
既存知見根拠とする知見
固着・定期的な作動確認や点検，或いは起 個別機器に対する各種動前点検での手入れ，作動確認
OE 情報
腐食・保管方針（満水保管・乾燥保管）
保管環境と腐食量の関係に関する各種文献*
・滞留水に対する腐食の発生可能性
国内外 OE 情報*
応力腐食割れ・ステンレス鋼の応力腐食割れの考慮 事例規格等（温度条件及び溶存酸素や塩化物と劣化進展との関係）*腐食をはじめとした長期停止期間中の経年劣化の実測データについて、参考に示す。
ｂ．通常運転中よりも劣化想定が厳しくなる経年劣化事象
各事業者が使用している機器・構造物の使用条件を踏まえ，運転を断続的に行うことを前提とした場合より、劣化想定が厳しくなる経年劣化事象について，PLM 評価書（冷温停止版）で抽出している。PLM 評価書において各事業者において抽出している経年劣化事象を表７に示す。
表７に示す経年劣化事象は，①～④の国内外 OE 情報に示す，使用している機器・構造物に対する経年劣化事象（腐食（エロ－ジョン）や摩耗）と同じく，長期停止期間中の5

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」

参考-5

使用条件の変更により，想定が厳しくなる経年劣化事象として留意する必要がある。
表７ 長期停止期間中に使用する機器・構造物で想定が厳しくなる経年劣化事象
経年劣化事象PLM 評価書において挙げている事例の
前提となる
一部
使用条件
摩耗
残留熱除去ポンプ及びポンプモータ，残留熱 通常より使用頻除去海水系ポンプ及び海水ポンプモータの 度が増える場合
主軸の摩耗
摩 耗 及 び 高 サ イ ク ル 残留熱除去系熱交換器の伝熱管の摩耗及び疲労割れ
高サイクル疲労割れ
絶縁特性低下
残留熱除去海水系ポンプモータの固定子コ
イル及び口出線・接続部品の絶縁特性低下
腐食（エロ-ジョン） 残留熱除去系熱交換器海水出口流量調整弁 通常と異なる運の弁体・弁座の腐食用を実施する場
充てん水流量制御弁等の弁体・弁座又は弁箱 合
弁座部シート部の腐食（エロ-ジョン）
フレッティング疲労
充てん／高圧注入ポンプ，余熱除去ポンプの主軸のフレッティング疲労割れ
ｃ．長期停止期間中は想定不要と整理できる経年劣化事象
長期停止期間中の使用環境や使用条件を踏まえると，想定不要と整理できる経年劣化事
象について，以下に述べる。
ｃ－１．機械設備，電気設備及び計装設備
PLM 評価書において想定されるとしている経年劣化事象に関して，機器・構造物の保管
環境の変化に伴い，経年劣化要因の影響が極めて小さくなるため，想定不要と整理される事象がある。本ガイドライン作成にあたっては，長期停止期間中の使用環境（保管環境）について前提を置き，当該環境で想定不要とする経年劣化事象を整理している。それ
ぞれの整理の考え方を [別紙 1]及び[別紙 2]に示す。
ｃ－２．コンクリート構造物
コンクリート構造物は，長期停止期間中においても使用するが，使用環境（温度，放射線，機械振動等）が異なる。本ガイドライン作成にあたっては，長期停止期間中の使用環境について前提を置き，当該環境で想定不要とする経年劣化事象を整理している。それ
ぞれの整理の考え方を [別紙 1]及び[別紙 2]に示す。
（２）その他
既存の PLM 関連知見の拡充をはじめとした個別研究課題の方針や研究計画については，
産業界において PLM 研究推進会議及び PLM 研究総括検討会を設置し，事業者，電力中央研
究所，メーカー等において随時検討を行っており，得られた研究成果については，随時事業者の個別の保全活動や PLM 評価書に反映していくこととしている。
（本頁以下余白）

参考-6

５． 本ガイドラインへの反映
３，４で述べたインプット情報を元に，本ガイドラインにおいては，長期停止期間中の機器・構造物に想定される保管環境等を踏まえ，新たに原子力発電所の保全活動向けの技術ベースとして,図１のように，添付資料及び別添 A として整理した。
保全活動に資するよう，重要機器を対象に，個別に経年劣化影響を整理

保全活動に資するよう，長期停止期間中の経年劣化事象に関する一般化した知見
として整理
添付資料

インプット情報
保管中の劣化進展に関する経験，知見

使用機器に関する
経験，知見

長期停止期間中の現場経験等（３．①②③④）
経年劣化事象に関
する知見
（４．⑤）

添付資料①
使用しない機器に関する技術ベース

長期停止期間中の
経年劣化影響を整理×
経年劣化影響及び保全ポイント

通常運転時と知見は同じ（PLM評価書，PLM学会標準）

添付資料②
使用条件の
使用する機器（使用条件の違いに関する 違い）に関する技術ベース
もの
コンクリート構造物
鉄骨構造物

別添A
経年劣化
の想定※
○

添付資料③
コンクリート構造物・鉄骨構造物に関する
技術ベース

原子炉圧力容器
原子炉格納容器

使用頻度
や運用に
関する知
見を蓄積
経年劣化
の想定※
○

長期停止期間中の
経年劣化影響を整理×

経年劣化影響及び保全ポイント
コンクリート構造物※：一般化した知見として想定される経年劣化事象を整理

現場の保全活動を反映し， ○×判定を，プラント運転期間への影響の観点から，具体化

長期停止期間中に想定される現場
環境（温度，放射線，振動等）を反映

図１

インプット情報（技術ベース）と本ガイドラインとの関係（１）前提条件
長期停止期間中の経年劣化事象に関する一般化した情報として添付資料及び別添 A に整理するにあたり前提とした，機器・構造物の使用環境を[別紙１]に示す。
（２）添付資料の記載方針
添付資料①について
・使用しない機器に関する経年劣化事象の技術ベースとして整理。
PLM 学会標準附属書 E（４．⑤）で整理されている経年劣化事象の想定要否表を元に，使用しない機器・構造物に関する使用環境及び国内外で実際に発生している長期停止期間中の経年劣化事象に関連する不具合等の事例（３．①～④）を踏まえ，想定要否（○×）を整理した。
・また，既存知見のうち，想定事象の理解に役立つ情報（４．⑤）は，各経年劣化事象に関連する情報として適宜理由欄等に示した。

参考-7

添付資料②について・使用する機器・構造物の使用条件の違いにより想定が厳しくなる経年劣化事象の技術ベースとして整理。
国内外 OE 情報（３．①～④）及び既存知見（４．⑤）を元に，使用する機器・構造物の使用条件の違いにより想定が厳しくなる経年劣化事象を事象別に記載。
添付資料③について・コンクリート構造物及び鉄骨構造物に対する経年劣化事象の技術ベースとして整理。
PLM 学会標準附属書 E（４．⑤）で整理されている経年劣化事象の想定要否表を元に，個別構造物に想定される使用環境を踏まえ，想定要否（○×）を整理した。
（想定要否の分類（添付資料①及び③））（１）の前提の下，表８のとおり，長期停止期間中の経年劣化事象の想定要否として一般化可能な分類を整理した。
表８
想定否「×」

添付資料①及び③で採用した想定要否整理の考え方【添付資料①の場合】
経年劣化事象のメカニズムを踏まえると，一般的に，機器を使用しな
い限り経年劣化の発生又は劣化の進展の可能性が極めて小さいと判断できる場合，想定否「×」として整理【添付資料③の場合】プラントの運転に伴い発生，進展するものであり，長期停止期間中の進展の可能性が極めて小さいと判断できる場合，想定否「×」として整理。
具体的に想定否とした経年劣化事象に関する説明を[別紙２]に示す。

想定要「○」

上記以外の場合は，全て想定要「○」として整理（現場経験等の反映）
現場の活用性の促進を企図し，想定要事象の理由欄及び想定される設備欄に，国内外 OE
情報及び CAP 情報（３．①～④）で確認された事例に関する情報を留意事項として追加した。
添付資料①～③と，３．①～④で述べた国内外 OE 情報との関係を[別紙３]に示す。
（３）別添 A の記載方針
・別添 A は，図２のフローを元に抽出した，プラント運転期間に影響する可能性がある取替困難機器・構造物である「原子炉圧力容器」「原子炉格納容器」及び「コンクリート構
造物」を対象に，経年劣化事象及び保全ポイントを整理した。

参考-8

プラントの安全性を確保するために必要な機能を有する全ての機器・構造物
高経年化対策の観点
高経年化対策上着目すべき経年劣化事象※１が想定されるその他の経年劣化事象（例：腐食）が想定される機器No※１：以下の経年劣化事象①低サイクル疲労②中性子照射脆化③照射誘起型応力腐食割れ④２相ステンレス鋼の熱時効⑤電気・計装品の絶縁低下他※２⑥コンクリートの強度低下及び遮蔽能力低下（PCCVのテンドンの緊張力低下を含む）※２：プラントによっては、絶縁低下以外の事象（電気ペネトレーションの気密性低下や計装品の特性変化）が高経年化対策上着目すべき経年劣化事象として抽出されている。

Yes（抽出機器の例）
・原子炉圧力容器（①②）
・炉内構造物（①③）
・冷却材配管（①④）
・ケーブル（⑤）
・コンクリート構造物（⑥）

取替等による機能回復が困難
Yes

・原子炉圧力容器
・コンクリート構造物（コンクリート製原子炉
格納容器含む）No

運転延長認可制度との整合

特別点検対象※３

Yes

No・炉内構造物・冷却材配管・ケーブル等・格納容器貫通部等

日常保全又は技術評価により、経年劣化管理が可能
必要に応じ取替、補修等により機能維持※３：運転期間延長認
可制度において、特別点検対象機器・構
造物は、取替困難な重要機器等、従来の高経年化対策制度や定期検査等では把握していない部分
を含め、点検の実施と劣化状況の把握を求める方針としており、結果として取替困
難な機器・構造物のみが抽出されている※４。
・原子炉圧力容器
・原子炉格納容器
・コンクリート構造物

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
・原子炉圧力容器 ・原子炉格納容器 ・コンクリート構造物※４：平成24年度第31回原子力規制委員会（平成25年2月7日）資料４「運転期間延長認可 制度に関する検討 について」及び
平成25年度第1回原子力規制委員会（平成25年4月3日）資料３「運転期間延長認可制度及び高経年化対策制度に係る政令・規則等の整備について」参照

図２

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・構造物の抽出

これらの機器・構造物に想定される経年劣化事象に対する「長期停止期間中の経年劣化影響」は，添付資料①及び③の想定要否を元に，添付資料に係るインプット情報や実際の保全活動を踏まえ，[別紙４]に示す考え方に従い，表９のとおり，「①」「②」「③」の凡例で分類した。
以上

別表１：トラブル情報等（NUCIA 情報）のうち，長期停止期間中の経年劣化事象に関連する情報
別表２：CAP 情報のうち，長期停止期間中の経年劣化事象に関連する情報
別紙１：添付資料及び別添 A の前提とした使用環境
別紙２：添付資料①及び③において長期停止期間中は想定不要としている経年劣化事
象について
別紙３：現場経験等に関する情報と本ガイドライン（添付資料①～③）の関係
別紙４：本ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係

参考-9

参考-10







なし

あり

経年劣化要因⻑期停⽌期間中の

③

②

①

分類

化事象。

⻑期停⽌期間中に劣化要因がない経年劣必要がある経年劣化事象を及ぼさないように、適切な保全活動を⾏う転において機器・構造物の機能維持に影響

経年劣化の発⽣・進展がプラントの⻑期運⻑期停⽌期間中に経年劣化要因があり、経年劣化事象。

物の機能維持に影響を及ぼすおそれがある

が、プラントの⻑期運転において機器・構造

⻑期停⽌期間中の経年劣化の発⽣・進展（⻑期停⽌期間中の経年劣化影響）

分類の説明

原⼦炉

構造物

コンクリート

格納容器

原⼦炉

圧⼒容器

原⼦炉

構造物※

コンクリート

格納容器

原⼦炉

圧⼒容器

⻑期停⽌期間中の保全活動

⽔質管理

点検
点検

・ 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）

・ 熱（コンクリートの遮蔽能⼒低下）

・ 放射線照射（コンクリートの強度低下）

・ 熱（コンクリートの強度低下）

ント管ベローズ））

・ 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・ 腐⾷（FAC）（BWR（主蒸気ノズル等））

・ クラッド下層部のき裂（PWR（下部胴等）、BWR（胴部等））

・ 中性⼦照射脆化（PWR（下部胴等）、BWR（胴部（炉⼼領域部）））

不要

点検・ 機械振動（コンクリートの強度低下）

・ 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））

点検
点検

・ 塩分浸透（コンクリートの強度低下）（周辺コンクリート部）

点検

点検

塗膜点検

点検

・ 中性化（コンクリートの強度低下）

ト埋設部）））・ 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

・ 摩耗（BWR（スタビライザ等））（円筒部等）等））

・ 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

・ 摩耗（摺動部）（BWR（スタビライザブラケット、スタビライザ））

空調運転・点検・ 腐⾷（全⾯腐⾷）（BWR（主蒸気ノズル等））
・ 腐⾷（全⾯腐⾷）（BWR（基礎ボルト））

⽔質管理
養⽣・点検

・ ピッティング（PWR（上部胴フランジ））

該当なし

保全ポイントとして明確化）（適切な保全の実施が必要であり・ 応⼒腐⾷割れ（PWR（冷却材⼊⼝管台等）、BWR（計装ノズル等））

該当なし（※︓⾼経年化技術評価を未評価のプラントは、別途個別に評価が必要）

対象機器・構造物及び経年劣化事象

本ガイドラインでは、⻑期停⽌期間中に適切な保全活動が必要な経年劣化事象に対して、⻑期停⽌期間中の保全ポイントを明確化し、各事業者に適切な実施を求める。

ータ等を引⽤しているものがあるため、⾼経年化技術評価を未実施のプラントについては、別途確認が必要である。

なお、個別プラントの評価は、それぞれの使⽤環境等を考慮し確認、また、適切な保全を⾏われていることを個別に確認することが必要である。また、コンクリート構造物の評価において、⾼経年化技術評価における実測デ中の保全を整理した結果、本ガイドライン別添 A における⻑期停⽌期間中の経年劣化を３つに分類。

取替困難機器の部位別に想定される経年劣化事象について、経年劣化の進展程度の根拠となる技術的なデータや知⾒を ATENA が取りまとめた資料（別紙４）をベースとして劣化の進展程度を評価し、停⽌期間

表９ 本ガイドライン別添 A において整理した分類の凡例と考え参考-11

原因調査の概要（続き）

事象の原因

再発防止対策約1年5ヶ月・通常運転中は，ほう酸水は温度管理 ・東日本大震災で停止中であり，ほう酸水注 固着がなされており，析出の可能性は低い 入系は機能要求がなく，系統保管中であったが，事象発生時は，東日本大震災後の ことから再発防止対策は不要と判断した。
長期停止中であり，機能要求がないことからほう酸水注入タンク設置の加温ヒータは停止しており，室内温度次第
では，ほう酸析出の可能性が否定できない状況であった。

・ ほう酸水注入系のほう酸水注入系アキュムレータ ・分解点検した結果，目視にてほう酸の析出と思われる跡と，給排弁動作の引っ掛かりを確（Ａ）※１の分解点検を実施したところ、内部にある給 認した。
なお，ほう酸水注入系アキュムレータ（Ｂ）の動作に異常のないことを確認した。
排弁※２（以下「当該弁」という。）の一部が固着していることを確認した（８月６日）。
・当該弁を取外して、動作確認を実施したところ、通常は上下運動する弁の一部が固着し、動作しにくい状態となっていたことから、当該弁の一式取替えを実施
した（８月８日）。
・ 取替え後に確認運転および漏えい試験※３を行
い、異常がないことを確認した（８月３１日）。
なお、本事象は、原子炉へのほう酸水注入機能に影響を与えるものではありません。
※１ アキュムレータは、ほう酸水注入ポンプ運転時に発生する圧力変動に対して、加圧した窒素ガスの圧力を用いて給排弁を動作させ、ほう酸水を安定して原子炉内へ注入するための装置。
※２ 給排弁は、弁を上下に動作させることにより、ほう酸水注入ポンプから吐出されたほう酸水の圧力の変動を抑制する装置。
※３ 漏えい試験とは、ほう酸水注入系ポンプ運転時に、アキュムレータと配管接合部における窒素およびほう酸水の漏えいの有無を確認する試験。

保全品 2012年 女川発 ほう酸水注入系アキュム
質情報 08月06 電所1 レータ給排弁の一部固着について
日--時 号--分

11578 2012東北M004※：事業者大の枠組みを通じて経年劣化事象として特定していないものも含む。

＊長期停止の経過年数（解列日（震災で停止したプラントは、その停止日）から起算。端数切捨て。）

約4年7ヶ月

調査の結果、配管溶接部のひび割れ （１）ひび割れの生じた当該溶接部を含むベン 疲労割れ
は、プラント長期停止期間のため、余 ト弁下流配管を新品に取り替えた。
熱除去冷却器をバイパスする系統での （２）本事象が発生した余熱除去系統におい運転を長期間実施したことにより、当該 て、プラント長期停止期間中特有の運転によ
配管に大きな振動が発生したことによ り同様に振動影響を受けた可能性のある他
ベント・ドレン配管については、外観確認によるものと推定した。
り異常のないことを確認しているが、念のため当該ベント配管同様にベント・ドレン弁下流
配管を新品に取り替えた（３箇所）。
（３）当該配管に大きな振動が発生しない通水系統で運転する運用に変更する。

約7年3カ月経過年数（＊）

第２３回定期検査中の伊方発電所第２号機の原子炉 当該部を切り出し、ひび割れの詳細を確認、硬度分析および成分分析を実施し、繰り返し応補助建家（管理区域内）において、余熱除去冷却器２ 力による疲労割れであると推定した。また、運転状況調査を実施したところ、プラント長期停
Ａ出口配管のベント弁の下流配管にほう酸と思われ 止中のため、定期試験時の通水系統が余熱除去冷却器をバイパスする系統となっていた。
る付着物が認められたため、液体浸透探傷検査を実 運転状況調査を踏まえ、実機運転により、ひび割れが発生したベント配管部の振動を計測・施したところ、８月３１日１５時頃、同配管の溶接部に 評価したところ、バイパスラインに全量通水した場合、当該部に大きな振動が発生していることを確認した。
ひび割れがあることを保修員が確認した。
配管の付着物を分析した結果、付着物はほう酸であ 振動測定結果より、疲労損傷の可能性について評価した結果、バイパスラインに全量通水り、配管内のほう酸水が溶接部のひび割れからにじ した時の振動に伴う発生応力が推定疲労強度を超えており、繰り返し応力による疲労割れが発生・進展する可能性があることを確認した。
み出て、乾燥したものと推定した。
この付着物の放射能量は約７ベクレルで、にじみ出た
ほう酸水の量は付着物の重量から約１０ミリリットルと推定した。
その後、ひび割れのあった当該配管を取り替え、１１
月２２日、系統の水張りを行い、当該配管から漏えいがないことを確認し、通常状態に復帰した。
なお、本事象によるプラントへの影響および環境への
放射能の影響はない。

３Ｂ脱気器の第５空気抜き管には外装 １．当該管への対応
定期検査中の玄海原子力発電所３号機（加圧水型軽 ３Ｂ脱気器の第５空気抜き管（以下「当該管」という。）から微少な蒸気漏れを確認したため、 （３）当該管の過去の点検実績の調査
腐食（全面腐食）板及び保温材が施工されており、外装貫通孔が確認された当該管１本を含む全水炉、定格電気出力118万キロワット）は、平成30年3 ３Ａ及び３Ｂ脱気器のすべての空気抜き管（各８本の合計１６本）の点検を以下のとおり実施 ａ．定期検査時の点検
当該管の漏えい箇所近傍の水平部分は、保温材を取り外した外観点検を実施していな
月25日に発電を再開し、発電機出力75％で調整運転 した。また、当該管の過去の点検実績の調査を実施した。
板の隙間より雨水などが浸入し外面か １６本について、配管、外装板及び保温材のかった。
を行っていたところ、3月30日19時頃に、２次系設備でらの腐食が引き起こされ、さらに長期 取替えを実施した。
なお、当該管の漏えい箇所近傍の曲がり部については、第１０回定期検査（平成１８年１２ 間湿潤環境となったことにより、それがある脱気器空気抜き管からの微少な蒸気漏れを確認 （１）空気抜き管の外装板及び保温材の点検
２．今後の取組み
月より平成１９年３月まで）において、配管内面からの減肉を確認する目的で、曲がり部の 進展し貫通に至ったと考えられる。
した。
ａ．外装板
（１）点検・巡視時における意識向上のため、
このため、事前に公表したうえで、発電機出力を75％ ３Ａ及び３Ｂ脱気器のすべての空気抜き管の外装板について、状況確認を実施した。結果 外装板及び保温材を取り外して肉厚測定を実施していたが、その際に、外装板及び保温材
以下の教育を繰返し実施する。
を取り外した範囲の配管外面に、著しい腐食があるとの所見は確認されなかった。
から負荷降下を行い発電を停止し、脱気器空気抜き は以下のとおり。
・僅かな変化でも、その先には機器の故管の点検及び調査を実施することとした。
【当該管】
障が潜んでいるとの認識を常に持つ。
ｂ．巡視点検本事象による環境への放射能の影響はなかった。
当該管の外装板下面の一部に著しい錆が確認された。
・異常の兆候を発見した際には、組織内毎日の巡視点検では、チェックシートを用いて、配管等について異音、振動、漏えい等の【当該管以外の空気抜き管】
での活発な報告、共有を行う。
有無を確認している。過去のチェックシートを確認した結果、当該管に係る異常があるとの当該管以外の空気抜き管の外装板については、著しい錆は確認されなかった。
（２）点検、保守内容を見直す。
所見は確認されなかった。
・使用環境を考慮した、屋外の外装板及
ｂ．保温材
び保温材の取替計画を策定する。
３Ａ及び３Ｂ脱気器のすべての空気抜き管の保温材について、状況確認を実施した。結果 ｃ．総合点検
・外装板及び保温材が施工されている屋
月に１回の総合点検では、チェックシートを用いて、配管等について異音、振動、漏えい、は以下のとおり。
外配管の、計画的な点検計画を策定する。
保温の損傷等の有無を確認しており、過去のチェックシートを確認した結果、当該管に係る【当該管】（３）外装板等の経年変化から異常の兆候を異常があるとの所見は確認されなかった。
当該管の保温材と配管との接触部に、変色や錆のような付着物が確認された。
把握するためのチェックシートを用いた点検【当該管以外の空気抜き管】を実施する。
当該管以外の空気抜き管の保温材については、変色や錆のような付着物は確認されな ｄ．起動時点検（４）必要な処置を判断する仕組みを構築す
発電機出力５％、３０％、５０％、７５％及び定格熱出力一定運転時の点検では、チェック
かった。
るため、異常を未然に防ぐ教育を行い、僅かシートを用いて、配管等について異音、振動、漏えい等の有無を確認している。発電機出力な変化を気付き事項として認識できるように
５％、３０％、５０％時のチェックシートを確認した結果、当該管に係る異常があるとの所見は（２）空気抜き管の点検し、新たに設ける会議体で収集・集約を行うと確認されなかった。
ａ．外面点検ともに、過去の慣例にとらわれることなく、
３Ａ及び３Ｂ脱気器のすべての空気抜き管について、状況確認を実施した。結果は以下の様々な視点での確認を実施する。
（４）点検及び調査のまとめとおり。
・当該管の外装板下面の一部に著しい錆があった。
【当該管】
３．今後の更なる取組み
当該管の水平部分の上面の一部に、腐食による明らかな凹みが確認された。また、その ・当該管の水平部分の上面の一部に貫通孔があり、貫通孔近傍の配管表面に、腐食による（１）当該管を含む脱気器廻りの屋外配管の凹み部分の１箇所に貫通孔（長さ１３ｍｍ×幅６ｍｍ 程度）が確認された。貫通孔近傍の配 明らかな凹みがあった。なお、当該管の内面からの腐食による明らかな凹みは確認されな範囲について、雨水浸入などに対する信頼性
管は、外面から内面に向い段々に凹んでいた。なお、水平部分以外については、腐食によ かった。
を向上させる観点から、ステンレス鋼への取・当該管の水平部分は、外装板及び保温材を取り付けた状態での巡視点検等を実施している明らかな凹みは確認されなかった。
替えや屋根設置等に取り組んでいく。
るものの、保温材を取り外しての点検実績はなかった。
【当該管以外の空気抜き管】（２）錆の発生や進展に対する知見を深めると当該管以外の空気抜き管については、腐食による明らかな凹みは確認されなかった。
ともに、その知見を点検・取替の計画策定に反映する。
ｂ．内面点検（３）沿岸部であることを考慮し、外装板のメッ
３Ａ及び３Ｂ脱気器のすべての空気抜き管を取り外し後、内部にファイバースコープを挿入
キ方法や配管の防錆塗装の知見を収集す
し、管内面の状況確認を実施した。結果は以下のとおり。
る。
【当該管】（４）外装板取付け方法の最適化について検当該管の水平部分の上面に貫通孔を確認した。なお、外面点検で確認したような、内面か討する。
らの腐食による明らかな凹みは確認されなかった。
（５）覆われて見えない設備に対する非破壊【当該管以外の空気抜き管】
検査方法の知見の収集・活用を行う。
当該管以外の空気抜き管については、内面からの腐食による明らかな凹みは確認されな（６）当該管の断面観察を行う。
かった。

原因調査の概要

別表１

保全品 2016年 伊方発 伊方発電所２号機 余熱
質情報 08月31 電所2 除去系統ベント配管のひび割れについて日15時 号00分

保全品 2018年 玄海発 玄海3号機 脱気器空気電所3 抜き管からの蒸気漏れ
質情報 03月号
30日
19時頃

事象発生時の状況/事象の概要

関連する経年劣化事
象※12494 2016四国M002

12794 2017九州M002

通番

報告書 情報区 発生日 ユニッ
件名
番号
分
時
ト名

トラブル情報等（NUCIA情報）のうち、長期停止期間中の経年劣化事象に関連する情報

参考-12

事象の原因

定期的な動 固着（滑り部 約3年11ヶ月
作確認（ハ の摩擦抵抗
ンドターニン 増大による動グを含む）を 作不良）
設定※：不具合やその兆候の状況を踏まえ原因として想定される経年劣化事象を示すものであり、事業者大の枠組みを通じて推定原因の経年劣化事象を特定したものではない。

＊長期停止の経過年数（解列日（震災で停止したプラントは、その停止日）から起算。端数切捨て。）

原子炉圧力容器の 原子炉圧力容器の乾燥保管後 文献調査により硝酸生成原因を特 原子炉圧力容器の乾燥保管時に、大気中の窒素が放射線 保管状態を 水質悪化によ 約2年7ヵ月
分解することにより硝酸イオンが発生したと考えられる。
自然乾燥保 る腐食炉水中の硝酸イオ に、水張を実施したところ、炉水 定。
管から水張
ン高濃度
中の硝酸イオン濃度が高く、ｐＨり状態へとが低くなったことを確認。
変更

不具合未満 2013年8月28日

混入経路を調査したところ、盤下部の外部ケープル引き込 ケーブル引 塵埃付着によ 約4年11ヶ月
み口から盤内に向けて、空気が流入していることを確認し 込口および る導通不良
た。外部ケープルは、インバータ室よりケープルトレイを通っ ケーブルトて当該盤まで引き込まれており、インバータ室と一次系計 レイ内部に装盤室の気圧差により空気の流れが発生しているものと考 パテを充えられる。ケーブルトレイのシールが不十分なため、塵埃が 填。
混入する空気の流入が発生している。

プラント長期停止に伴い起動頻 分解点検の結果、グランドパッキン プラント長期停止に伴い、ポンプの不動作状態が続いたた
め、パッキンの潤滑性低下やシャフトが長期にわたり同位度が減った原子炉建屋のサンプ の劣化・固着を確認。
置にあることによる塵埃等の付着により、軸固着が発生しポンプにおいて、軸受部の固着たと考えられる。
が発生。

安全保護系計器ラッ 安全保護系計器ラック及び安全 混入経路の調査を実施。
ク及び安全保護系 保護系ロジック盤の盤内に大量
ロジック盤への塵埃 の塵埃が混入しているのを確認。
混入

原子炉建屋サンプ
ポンプ軸受部の固着脱気器水位制御弁 脱気器水位制御弁前弁ユニット 手動で電動弁の操作を行ったとこ プラント停止後、連続して隔離していたために電磁接触器 電磁接触器 酸化被膜によ 約4年6ヶ月
ろ、特に異常が無かったため、コン の主接点に酸化被膜等が生成し、３相のうち１相が導通不 の取替を実 る導通不良
前弁ユニットのサー でサーマル動作を確認。
トロールセンタに問題が無いか確 良となり、残りの２相に過電流が通電したことによる一過性 施。
マル動作
事象と考えられる。
認を実施。

軸冷系統の水抜きのため、当該弁の「開」操作を実施したと 固着した弁 錆による固着 約4年6ヶ月
ころ、循環水ポンプ電勤機の弁が錆による固着により「開」 の取替を実できなかった。当該事象は、プラント長期停止に起因する事 施。
象であり、通常は、定検の水抜き ・水張り時の弁操作により健全性は維持できる。

調査中であるが、系統内の水が完全に抜けていなかった等 フラッシング 腐食生成物 約8年8ヶ月による溜まり水により内部腐食し、腐食生成物により配管 などにより による異物付が詰まったものと考えられる。
状態を改善 着原子炉隔離時冷却 プラント長期停止に伴い乾燥保 ファイバースコープによる内部確系真空タンク水位計 管中だった原子炉隔離時冷却 認、フラッシングなどを実施
用計装配管の詰ま 系真空タンクについて、系統水張りしたところ水位計用計装配り
管の詰まりを確認。

循環水ポンプベント 循環水ポンプベント弁・ドレン弁 錆による固着を確認。
弁・ドレン弁の固着 の固着を確認。

通常は2定検毎に分解・手入れを実施し、10定検程で内弁 内弁の取替 使用条件の 約5年2ヶ月
変更に伴う腐取替を実施している。当該弁は内弁取替から運転状態で2 を実施。
食（エロージョ
定検も経っていない。しかし、エロージョンによるシートリーン）
クが発生していることから、通常操作ではない低開度操作
等により、内弁が侵食された可能性がある。

事象発生時の状況/事象の概要

蒸気発生器水張弁 蒸気発生器水張弁のシートリー 内弁を確認したところ、シートリーのシートリーク
クを確認。
クの原因となるエロージョンを確認。

件名再発防止対 関連する経年 経過年数
策
劣化事象※
（＊）
発電機軸受冷却水 追加点検での軸受冷却水系統 発電機の冷却水配管ジョイント部 約9か月の間、軸受冷却水系統が隔離状態（系統ブロー状 発電機の冷 残留水による 約2年
系統配管ジョイント を復旧した時に、発電機の冷却 の12か所の分解点検を実施し、要 態）にあり、冷却水配管ジョイント部に滞留した水に配管内 却水配管は 腐食部からの水漏れ
水配管ジョイント部からの水漏 因及び発生メカニズムの検討を実 の酸素が供給され錆が発生したことによりシール性が低下 満水保管する。
したものである。
施れを確認。
原因調査の概要

別表２

不具合未満 2016年3月16日

2015年6月19日

2015年11月18日

不具合

不具合

2020年3月13日

不具合

2015年11月25日

2016年7月1日

不具合

不具合

2015年9月17日

発生日時

不具合

情報種別

CAP情報のうち、長期停止期間中の経年劣化事象に関連する情報別紙１
添付資料及び別添 A の前提とした使用環境

本ガイドラインは，長期停止期間中（法令に基づく「特別な状態」。おおよそ１年以上の停止）において想定される経年劣化事象に関する知見を技術ベースとして整理するものであり，前提とする使用環境は，冷温停止状態又は全ての燃料が原子炉格納容器の外にある状態とする。前提とする使用環境のイメージを図１に示す。

運転中
原子炉の状態

高温停止状態
冷温停止状態

上蓋開放 燃料取出
▽ ▽

燃料装荷
▽

燃料の状態 ガイドが前提とする使用環境原子炉容器又は格納容器内にあり前提とする使用環境（添付資料、別添Ａ）

図１

本ガイドラインの技術ベースの前提とする使用環境について

以下に，添付資料①～③及び別添 A の作成にあたり個別に想定した前提条件を述べる。
なお，実際の保全活動で添付資料及び別添 A を活用するにあたっては，技術ベースの前提条
件と現場の個別機器の使用環境が合致しているか確認するとともに，前提として定めのない事項を踏まえ，個別に経年劣化事象の想定要否を検討する必要がある。

添付資料①（使用しない機器に関する技術ベース）（１）「使用しない機器」の分類
・添付資料①は，以下の機器を対象として扱う。（なお，「使用する」「使用しない」の定義
は，ガイドライン本文参照）
パターン１：使用しておらず，保管状態にある機器
ただし，保管対策の一環として一時的に使用している機器（例：ポンプの定期運転，通電実施等）は対象外とする。
パターン２：待機状態にあるが，使用頻度が低い機器（例えば，海水ポンプのＡ系のみを

参考-13

連続使用しＢ系への切り替えを行っていないような系統のＢ系）
ただし，通常保全サイクルと同じ又は類似の頻度で定期試験等を実施している機器は対象外とする。
（２）保管状態にある機器（パターン１）の保管条件
・軽水炉の保管環境として一般的に考え得るものとして，以下を想定する。
ａ．保管手法・湿式保管※１または乾式保管※１※１：通常保全サイクルと同じ内部流体のまま保管する場合や，保管用に水質を変更する場合，系外に内部流体を排出し空気や窒素と置換を行う場合等を想定している。
ｂ．保管場所
・屋内または屋外
ｃ．温度，圧力・基本的に常温，常圧以下であり，大きな温度，圧力変動は想定しない。
・ただし，ヒートトレースやスペースヒーターの使用に伴う温度上昇や，使用する機器の近傍で保管する場合の温度影響は想定する。
ｄ．その他（共通事項）
経年劣化事象の想定要否を整理するにあたり，上記に定めのない使用環境（例：放射線，湿分，保有水の水質等）の考慮の必要がある場合は，個別に前提条件を定め，当該条件を添付資料①の理由欄等に示す。

添付資料②（使用する機器（使用条件の違い）に関する技術ベース
PLM 評価書及び国内外 OE 情報で見られた，長期停止期間中に使用している機器のうち使用条件を変更することで劣化進展が進んだ経年劣化事象は，冷温停止状態の炉心冷却等で使用する残留熱除去系（又は余熱除去系）や化学体積制御系で生じたもの。
通常よりも使用頻度が増える場合又は通常と異なる運用を実施する機器がある場合に劣化進展が進む可能性がある経年劣化事象に関する知見は，運転モードや系統によらず共通的なものであり，これ以外の運転モード（燃料取出後）や他の系統においても，添付資料②に示す
経年劣化事象を参考として活用することができる。

添付資料③（コンクリート構造物・鉄骨構造物に関する技術ベース）
経年劣化事象の想定要否を整理するにあたっては，図１の前提の下，以下のように，コンク
リート構造物および鉄骨構造物の個別部位で想定される使用環境を個別に定め，当該条件を添付資料③の理由欄等に示す。
（１）機器の使用状況の考慮

参考-14

・タービン・発電機，給水系／主蒸気系のように冷温停止状態の維持等のために使用しない機器は，使用しない状態を前提とし，当該機器からの熱，放射線及び機械振動の影響は考慮しない。また，冷温停止状態の維持等のために使用している機器については，冷温停止状態に当該機器で想定される熱，放射線及び機械振動の影響を考慮する。
（２）その他共通事項
・コンクリート構造物が晒される外気温等の屋外環境については，運転中と同様の環境を想定する。

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機器・構造物に関する技術ベース）
図１の前提に加え，個別に経年劣化影響の有無を整理するために定めた前提条件を表１に示す。なお，表１に定めのない前提条件がある場合は，別添 A の個別の影響有無整理の説明欄に適宜補足説明を示す。
以

参考-15

上

表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

温度

運転時のような周辺機器からの高い熱の影響

造物

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

参考-16

別紙２
添付資料①及び③において長期停止期間中は想定不要としている経年劣化事象について

添付資料①
PLM 学会標準の附属書 E で想定が必要とされている経年劣化事象（「第２段階スクリーニン
グ」で想定要（○）になっている事象）のうち，経年劣化事象のメカニズムを踏まえると，一般的に，機器を使用しない限り経年劣化の発生又は劣化の進展の可能性が極めて小さいと判断できる事象は，長期停止期間中は想定不要（×）と整理している。
具体的に，保管条件を踏まえ添付資料①で想定不要（×）と整理している経年劣化事象は，以下に分類される。個別事象に関する整理の考え方は，添付１に示す。
ａ．放射線による劣化（中性子照射脆化，照射誘起型応力腐食割れ等）
ｂ．熱時効
ｃ．繰返し応力による劣化（疲労割れ）
ｄ．流れによる劣化（流れ加速型腐食，エロージョン，キャビテーション）
ｅ．摩耗
ｆ．電圧の印加／通電による劣化（トリーイング，断線等）
ｇ．その他，特定の機器を使用する場合に想定される劣化

添付資料③
PLM 学会標準の附属書 E で想定が必要とされている経年劣化事象（第２段階スクリーニン
グで要否が○になっている事象）のうち，以下については，プラントの運転に伴い発生，進展するものであり，長期停止期間中は想定不要（×）と整理している。
個別事象に関する整理の考え方は，添付２に示す。
ａ．コンクリートの強度低下及び遮蔽能力低下（熱及び放射線照射を要因とするもの）
以

参考-17

上

添付１
添付資料①で長期停止期間中は想定不要（×）と整理している経年劣化事象
ａ．放射線による劣化（中性子照射脆化，照射誘起型応力腐食割れ等）
添付資料①で長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定不要（×）としている
経年劣化事象のうち，放射線照射が要因となるものを下表に示す。
長期停止期間中は，放射線の影響は無視できるほど小さいことから，いずれの経年劣化事
象も長期停止期間中は想定不要と整理している。

表：放射線照射が要因となる経年劣化事象の一覧及び想定される設備の例（添付資料①で長期停止期間中は想定不要（×）としている事象に限る）
経年劣化事象
中性子照射脆化想定される設備の例
・原子炉圧力容器

備考
（※１）
（※２）

照射誘起型応力腐食割れ

・炉内構造物

（※１）
（※２）

靭性低下

・炉内構造物（※１）

・原子炉圧力容器サポート
照射下クリープ

・炉内構造物（※１）

・制御棒クラスタ（被覆管）
スウェリング（体積膨張） ・炉内構造物（※１）

・制御棒クラスタ（被覆管）
照射誘起割れ・制御棒クラスタ（被覆管先端部）（※１）

中性子吸収能力の低下

・制御棒クラスタ（中性子吸収体）

（※１）

（※１）
：想定される設備の例は，国内の高経年化技術評価結果（PWR，BWR）及び PLM 学会標
準をもとに，代表的なものを抽出している。
（※２）：高経年対策上着目すべき経年劣化事象。
「経年劣化影響技術レポート」にて，長期停止期間中に発生，進展を考慮する必要がないとされている。

参考-18

ｂ．熱時効添付資料①で長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定不要（×）としている
経年劣化事象のうち，熱時効に係るものを下表に示す。
熱時効は高温環境下（250℃以上）で想定されるものであることから，長期停止期間中に機器を使用しない場合は，想定不要と整理している。
表：熱時効が想定される設備の例
経年劣化事象熱時効想定される設備の例

備考

ステンレス鋼鋳鋼使用機器

（※１）

PWR：

（※２）

・１次冷却材管・１次冷却材ポンプ（ケーシング）
・１次冷却系統弁（弁箱、弁蓋）
BWR：・原子炉冷却材ポンプ（ケーシング）
・原子炉冷却系統弁（弁箱、弁蓋）（※１）：想定される設備の例は，国内の高経年化技術評価結果（PWR，BWR）及び PLM 学会標
準をもとに，代表的なものを抽出している。
（※２）：高経年対策上着目すべき経年劣化事象。
「経年劣化影響技術レポート」にて，長期停止期間中に発生，進展を考慮する必要がないとされている。

参考-19

ｃ．繰返し応力による劣化（疲労割れ）
添付資料①で長期停止期間中の保管機器（使用しない機器）に想定不要（×）としている
経年劣化事象のうち，繰返し応力が要因となるものを下表に示す。
いずれも機器の使用に伴い発生するものであり，長期停止期間中に機器を使用しない場合
は，想定不要と整理している。
なお，長期停止期間中に機器を使用する際，通常保全サイクルと異なる使用条件に変更する場合は留意が必要。
（添付資料②を参照）

表：繰返し応力が要因となる経年劣化事象の一覧及び想定される設備の例
経年劣化事象疲労割れ

想定される設備の例

備考

・原子炉圧力容器ほか原子炉冷却材圧力（※１）

バウンダリ構成機器（プラント起動・停止等に（※２）

伴う温度・圧力変動による
もの）
疲労割れ

・余（残留）熱除去系統配管（高低温水合（※１）（プラント運転中に生じ 流部）
る熱成層，温度ゆらぎによ
るもの）
疲労割れ

・熱交換器（伝熱管）（※１）（機器の使用に伴い生じ ・配管（小口径管台）
る振動によるもの）

・配管（温度計ウェル）

疲労割れ

・ポンプ，モーター，ファン等（主軸等）（※１）（機器の使用に伴い，当該 ・安全逃し弁（ベローズ）
機器に生じる繰返し応力 ・クレーン（走・横行レール，ガータ）によるもの）（※１）：想定される設備の例は，国内の高経年化技術評価結果（PWR，BWR）及び PLM 学会標
準をもとに，代表的なものを抽出している。
（※２）：高経年対策上着目すべき経年劣化事象。
「経年劣化影響技術レポート」にて，長期停止期間中に発生，進展を考慮する必要がないとされている。

参考-20

ｄ．流れによる劣化（流れ加速型腐食，エロ―ジョン，キャビテーション）
添付資料①で長期停止期間中に想定不要（×）としている経年劣化事象のうち，流れによるものを下表に示す。
いずれも機器の使用に伴い発生するものであり，長期停止期間中に機器を使用しない場合
は，想定不要と整理している。
なお，長期停止期間中に機器を使用する際，通常保全サイクルと異なる使用条件に変更する場合は留意が必要。
（添付資料②を参照）

表：流れが要因となる経年劣化事象の一覧及び想定される設備の例
経年劣化事象流れ加速型腐食想定される設備の例

備考
（※１）

・配管
・弁（弁箱等）・熱交換器（伝熱管，耐圧構成品等）
・高圧／低圧タービン（車室等）

エロージョン（※１）

・配管・弁（弁体，弁座等）
・低圧タービン（動翼）キャビテーション・ポンプ（羽根車）

（※１）

（※１）
：想定される設備の例は，国内の高経年化技術評価結果（PWR，BWR）及び PLM 学会標
準をもとに，代表的なものを抽出している。

参考-21

ｅ．摩耗
添付資料①で長期停止期間中に想定不要（×）としている経年劣化事象のうち，摩耗に係るものを下表に示す。
いずれも機器の使用に伴い発生するものであり，長期停止期間中に機器を使用しない場合
は，想定不要と整理している。
なお，長期停止期間中に機器を使用する際，通常保全サイクルと異なる使用条件に変更する場合は留意が必要。
（添付資料②を参照）

表：摩耗が想定される設備の例
経年劣化事象摩耗（機器の使用に伴い，当該想定される設備の例

備考

・ポンプ，ファン，モーター，タービン等（※１）（主軸，軸継手等）

機器の摺動部に生じるも ・弁（弁体，弁棒等）
・メタクラ等（遮断機の接触子）の）・クレーン，燃料取扱装置（車輪部，ワイヤーロープ等）・熱交換器（伝熱管）

摩耗

（※１）

（機器の使用に伴い発生 ・配管サポート（ピン等摺動部材）
する振動，熱移動により生 ・重機器サポート（バッド，ヒンジ，ピン
じるもの）

等）

（※１）
：想定される設備の例は，国内の高経年化技術評価結果（PWR，BWR）及び PLM 学会標
準をもとに，代表的なものを抽出している。

参考-22

ｆ．電圧の印加／通電による劣化（トリーイング，断線等）
添付資料①で長期停止期間中に想定不要（×）としている経年劣化事象のうち，電圧の印
加／通電が要因となるものを下表に示す。
いずれも機器の使用に伴い発生するものであり，長期停止期間中に機器を使用しない場合
は，想定不要と整理している。

表：電圧の印加／通電が要因となる経年劣化事象の一覧及び想定される設備の例
経年劣化事象想定される設備の例

絶縁特性低下（トリーイン ・屋外（トレンチ内含む）に布設された高
グ）

備考
（※１）

圧ケーブル（絶縁体）

導通不良（接点損傷）

・開閉装置（補助リレー等）

（※１）
（※２）

断線

・配管（ヒートトレース）（※１）

・水素再結合装置（電気ヒータ）

（※３）

（※１）
：想定される設備の例は，国内の高経年化技術評価結果（PWR，BWR）及び PLM 学会標
準をもとに，代表的なものを抽出している。
（※２）：導通不要のうち，酸化・塵埃付着に伴うものは，機器を使用しない場合でも発生する可能性があるため，想定が必要。
（※３）：高濃度のほう酸水を内包して保管する場合は，ヒートトレースが通電された状態（使用している状態）が想定されるため，断線の想定が必要。

参考-23

ｇ．その他，特定の機器を使用する場合に想定される劣化
添付資料①で長期停止期間中に想定不要（×）としている経年劣化事象のうち，特定の機器を使用する場合に想定される経年劣化事象に係るものを下表に示す。
いずれも機器の使用に伴い発生するものであり，長期停止期間中に機器を使用しない場合
は，想定不要と整理している。
なお，非常用ディーゼル機関等，長期停止期間中に機器を使用する場合は，通常保全サイ
クルの知見に基づき，経年劣化事象の想定が必要。

表：特定の機器を使用する場合に想定される経年劣化事象の一覧
及び想定される設備の例
経年劣化事象クリープ（照射下クリープを除く）
露点腐食

想定される設備の例

備考

・非常用ディーゼル機関（過給機タービン（※１）

ロータ，排気管）・非常用ディーゼル機関（ピストン上部等

（※１）

燃焼室面）
・雑固体焼却設備（外殻等）
高温酸化・補助ボイラ（※１）

応力腐食割れ・高圧／低圧タービン（翼環ボルト，車軸（※１）（腐食環境下で使用されの翼溝部）

高い応力が付加されてい ・タービン動補助給水ポンプ蒸気タービ
る低合金鋼，高張力鋼）
盛金のはく離ン（円板翼溝部等）
・高圧タービン（ジャーナル軸受のホワイ

（※１）

トメタル）
変形

・高圧タービン（車室）（※１）

・雑固体焼却設備（耐火煉瓦等）（※１）（大型鋳物に生じるひずみ）
耐火物の浸食，割れ（※１）：想定される設備の例は，国内の高経年化技術評価結果（PWR，BWR）及び PLM 学会標
準をもとに，代表的なものを抽出している。

以上

参考-24

添付２
添付資料③で長期停止期間中は想定不要（×）と判断している経年劣化事象
ａ．コンクリートの強度低下及び遮蔽能力低下
添付資料③で長期停止期間中に想定不要（×）としている経年劣化事象（コンクリートの強度低下及び遮蔽能力低下）に影響を及ぼす要因を下表に示す。
いずれもプラントの運転に伴い発生，進展するものであり，長期停止期間中は，想定不要と整理している。
表：コンクリートの経年劣化事象に影響を及ぼす要因及び想定される設備の例（添付資料③で長期停止期間中は想定不要（×）としている事象に限る）
経年劣化事象コンクリートの強度低下

経年劣化要因熱想定される設備の例

備考

PWR：内部コンクリート（※１）（一次遮蔽壁）（※２）

BWR：原子炉ペデスタル，
一次遮蔽壁
放射線照射

PWR：内部コンクリート（※１）（一次遮蔽壁）（※２）

BWR：原子炉ペデスタル，
一次遮蔽壁
コンクリートの遮蔽能力低 熱

PWR：内部コンクリート（※１）（一次遮蔽壁）（※２）

下

BWR：ガンマ線遮蔽壁，
一次遮蔽壁
（※１）
：想定される設備の例は，国内の高経年化技術評価結果（PWR，BWR）及び PLM 学会標
準をもとに抽出している。
（※２）：高経年対策上着目すべき経年劣化事象。
「経年劣化影響技術レポート」にて，長期停止期間中に発生，進展を考慮する必要がないとされている。
以上

参考-25

別紙３
現場経験等に関する情報と本ガイドライン（添付資料①～③）の関係①～④で示した国内外 OE 情報及び CAP 情報は，下図のとおり，機器の使用状況別・事象別に分解し，「想定される設備の例」欄に具体的な事例を掲載することで，ガイドラインの添付資料に反映している。
具体的な反映イメージを次頁に示す。

現場経験等の情報

ATENAガイドライン添付資料①国内OE情報

添付資料①（使用しない機器に関する技術ベース）

NUCIA
通番

件名

関連する経年劣化事象

12794

脱気器空気抜き管からの蒸気漏れ

屋外配管（保温材内側）
の腐食

11578

ほう酸水注入系アキュムレータ給排弁の一部固着

ほう酸析出による固着

12494

余熱除去系統ベント配管のひび割れ

疲労割れ

経年劣化事象説明

腐食（全面腐食）「想定される設備の例」欄に、具体的なOE情報やCAP情
報を記載

固着
異物付着
導通不良

①国内CAP情報
件名

関連する経年劣化事象

蒸気発生器水張弁のシートリーク

使用条件の変更に伴う腐食（エロージョン）

軸受冷却水系統の復旧時、発電機の冷却水配管ジョ
イント部からの水漏れ

残留水による腐食

乾燥保管中の原子炉隔離時冷却系真空タンクへの系
統水張り時、水位計用計装配管で詰まり発生

腐食生成物による異物付着

循環水ポンプベント弁・ドレン弁の固着

錆による固着経年劣化事象説明

脱気器水位制御弁前弁ユニットでサーマル動作を確認

酸化被膜による導通不良

腐食（エロージョン）

安全保護系計器ラック及び安全保護系ロジック盤の盤内に大量の塵埃が混入

塵埃付着による導通不良

疲労割れ「想定される設備の例」欄（注釈）に、具体的なOE情報や
CAP情報を記載
なお、「疲労割れ」は、PLM評価書から抽出されていない
経年劣化事象であるため、新たに事象欄を追加する

添付資料②（使用する機器の使用条件の違い）③④海外OE情報
件名

関連する経年劣化事象

乾燥保管の系統に残った原水が滞留すること等で生じた腐食

腐食（全面腐食）

制御棒バンク選択スイッチの接点不良による別制御
バンク制御棒の動作

導通不良

循環水ラインで発生した腐食性スケールの復水器伝熱管板への流入による復水器真空度の低下

異物付着

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

腐食（エロージョン）

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

腐食（エロージョン）

図１

添付資料③（コンクリート構造物・鉄骨構造物）
該当するOE情報及びCAP情報なし

現場経験等に関する情報の添付資料への反映について

参考-26

参考-27
図２

具体的な反映イメージ（例：添付資料①の「固着」の場合）（OE 情報は NUCIA 通番を掲載）て紹介。

OE 情報又は CAP 情報を事例とし

参考-28

等

労

③

③

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「③」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「③」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。

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

経年劣化事象本ガイドライン（別添 A）＊1

本ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係（原子炉圧力容器（PWR））

参考-29

下部胴等

③

②

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

能性は小さい。（文献 UCC1）していたとしてまた，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

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た，き裂が存在

も，長期停止期間

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
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を防止している。

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。

入熱を管理することで，き裂の発生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「水質管理」を確実に行うことを推奨する。

れ，機能維持が可能であることから「②」と分類し，保全ポイントとして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。

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

経年劣化事象本ガイドライン（別添 A）＊1

参考-30上部胴フランジ

ピッティング②

影響有無

補足説明事項

以上から，長期停止期間中の経年劣化要因としてクラッド下層部のき裂の定は不要となる。
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

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

おいてピッティン

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にならないが，シート面であ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抑制する保管管理

が必要

推奨する。

る」及び「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る」をントとして「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管す

れば，腐食を防止することが可能であることから「②」と分類し，保全ポイ

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）

ッドのないフランることによりピッティング（孔食）の発生が想定される。

腐食 2（経年劣化影響技術レポー
ト）,

ステンレス鋼クラる場合は狭隘部に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進展を考慮する必要はなく，「③」と分類する。

上蓋を閉止していはない。

展は考慮する必要

期間中のき裂の進

いため，長期停止

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。

根拠とする技術ベース＊2

応力が付与されな

備考

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

長期停止期間中の保全ポイント中は有意な繰返し

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。

想定される部位

経年劣化事象本ガイドライン（別添 A）＊1

参考-31

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＊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。

経年劣化事象本ガイドライン（別添 A）＊1

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。）

参考-32③のような欠陥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。

ュー結果）,
中性子照射脆化 4（PLM 評価
書（参考））

されていることを確認している。（PLM 評価書（参考））いことは，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

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る。（経年劣化影響技術レポート及び EPRI レビュー）

る長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ていないことから，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

プ，溶質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
中性子照射脆化 2（EPRI レビ

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

中性子照射脆化 1（経年劣化
影響技術レポート）,－る必要は無く「③」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））いことは，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

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（経年劣化影響技術レポート及び EPRI レビュー結果）

与え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必要はない。

度・圧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

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した疲労の蓄積程度が評価され，健全性が確認されている。

線の影響を受けな停止期間中は放射＊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。

域部）

る。建設時の工事計画認可申請書や PLM 評価書においては，プラント

考））胴部（炉心領運転期間を通して低サイクル疲労に対する健全性を確保する必要があ

疲労割れ 5（PLM 評価書（参脆化

子炉圧力容器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

果）,

中性子照射

ゆっくり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

疲労割れ 2（EPRI レビュー結起動・停止等の大きな温度・圧力変動の発生回数に基づき運転期間を通や圧力の変化（過渡）によって生じる応力の変動が繰り返され，比較的術レポート）,がない

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

な圧力・温度変動

疲労割れ 1（経年劣化影響技

補足説明事項等－根拠とする技術ベース＊2

セーフエンド停止期間中は大き

③

備考

疲労

説明

影響有無

長期停止期間中の保全ポイント

ノズル，

位

象

響

長期停止期間中の経年劣化影

低サイクル

想定される部

経年劣化事

本ガイドライン（別添 A）＊1

本ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係（原子炉圧力容器（BWR））

参考-33位

計装ノズル等

象

応力腐食割

②

影響有無

ことができる。

SCC4（経年劣化影響技術レポート）,
SCC5（EPRI レビュー結果）

現在，原子炉圧力容器内に原子炉冷準に維持されていることを適宜確認する）

材）の温度は 100℃未満と低く，原子おり，SCC の発生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。

（※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

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必要（※１）（※２）

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態での保管た状態では応力腐ことができる。

に従い検査することで，継続的に機能が維持されていることを確認する

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

質管理」を確実に行うことを推奨する。

機能維持が可能であることから「②」と分類し，保全ポイントとして「水前提とすれば，SCC が発生，進展する可能性は極めて小さいと判断され，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）

SCC が保全活動により管理可能であることは EPRI にも妥当性が確認さ保全活動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

いては 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℃未満の環境におる。（文献 SCC1,2,6）

管理を実施することで，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，適切な水質理対象としている。

BWR の対象材料の SCC については，100℃以上の温度環境となる部位を管

なお，文献 SCC6 の通り，NUREG や IGALL などの海外の知見においても，さいことが示されている。

下においては，100℃未満の低温環境においては SCC の感受性が極めて小

100℃未満と低くなっており，文献 SCC1,2 からも，管理された水質環境

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イト系ステンレス鋼や Ni 基合金を使用した部位に SCC 発生の懸念が大却材を保有した状

炉冷却材を保有し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

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

SCC1,SCC2, SCC6,

停止期間中の保有ントにおいては，

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る必要は無く「③」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

補足説明事項（※１）：国内プラ根拠とする技術ベース＊2（塩化物イオン濃度等が適正な水

備考

水質管理を適切に行う

説明

長期停止期間中の保全ポイント水（原子炉冷却響

長期停止期間中の経年劣化影＊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。

れ想定される部

経年劣化事

本ガイドライン（別添 A）＊1

参考-34

主蒸気ノズル

鋼材料と特定の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の傾向となる。（文献腐食 1）

質管理を適切に行うことは必要。

度が低い場合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

響は小さいが，水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

く，全面腐食の影

度が 100℃未満と低検により確認している。

腐食 3（EPRI レビュー結果）認する）

ら，FAC は発生しな腐食)量が設計段階で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ート),

準に維持されていることを適宜確

境ではないことか②(全面

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
や炭素鋼を使用しており，腐食（全面腐食）の影響が懸念される。

間中は冷却材の温腐食 2(経年劣化影響技術レポ（塩化物イオン濃度等が適正な水が高速で流れる環が維持されていることを確認することができる。

に関わらず，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裂の進展を考慮する必要はなく，「③」と分類している。

以上から，長期停止期間中の経年劣化要因としてクラッド下層部のき必要はない。

付与され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

動・停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，プラント起いる。

うことで，製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のき裂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

国内の全 BWR プラントの原子炉圧力容器においては，クラッド下層部ている。（文献UCC2）

条件の回避）を図ることで製作時にき裂発生を防止できることが示されい。また，停止期

腐食 1,

水質管理を適切に行うはない。

展を考慮する必要

期間中のき裂の進

いため，長期停止

応力が付与されな中は有意な繰返し

れており，材料の改善（化学成分の規制等）や溶接方法の改善（高入熱Research Council BULLETIN(WRC-197)」において，特定の種類の低合金していたとしても，長期停止期間

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

また，き裂が存在るものである。

とで，き裂の発生を防止している。

が適切ではないことによって，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

補足説明事項

入熱を管理するこUCC2

根拠とする技術ベース＊2

容器に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－

備考

は，製作時に溶接

国内プラントで説明

長期停止期間中の保全ポイント

停止期間中は蒸気③(FAC)③

影響有無

響

長期停止期間中の経年劣化影＊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。

び全面腐食） 等

腐食（FAC 及

層部のき裂

胴部等

位

象

クラッド下

想定される部

経年劣化事

本ガイドライン（別添 A）＊1

参考-35

②

影響有無

説明

腐食 3（EPRI レビュー結する。

目視点検の結果にているが、仮に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る場合に用いている屋外における腐食量想定値

転を継続して行うことは必要。

（文献腐食 8）業者のボルト腐食量の調査結果からも妥当性を確認している。

※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70mm。120 本）からボルトの強度への影響は小さい。

慮した場合でも，原子炉圧力容器の基礎ボルトの大きさ、本数（直径約（0.3mm/60 年）※１を、原子炉圧力容器の基礎ボルトに対して保守的に考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止のため，空調運

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、

ルトの目視点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。
腐食 4（PLM 評価書（参考））

食は発生していな

いが，結露等の防格納容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
果），

おいても有意な腐これについては，長期停止期間中においても空調運転を継続するなど雰囲気となるため，腐食の影響が懸念される。

ポート),

じて目視点検により健全性を確認

り，停止期間中の

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，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腐食 8ことができる。

に従い検査することで，継続的に機能が維持されていることを確認する

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

管理」を確実に行うことを推奨する。

維持が可能であることから「②」と分類し，保全ポイントとして「水質前提とすれば，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いる。（経年劣化影響技術レポート及び EPRI レビュー結果）

が保全活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実施による腐食の抑制が挙げられている。更に，長期停止期間中の腐食により管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

影響は小さい。

いる腐食代（1.6mm）に対しても十分に小さく、長期停止期間中の腐食のRPV 内面の炉水と接液する炭素鋼、低合金鋼部位に設計段階で考慮して年程度停止した場合でも、その腐食量は、概ね 0.2mm 程度であり，BWR

同様に、長期停止期間中の腐食量を評価した場合、例えばプラントが 20用いて想定する運転期間に対する腐食量を評価している。この考え方とタから、1 年あたりの腐食の進展率（mm/年）を換算し、腐食の評価式を補足説明事項腐食 2（経年劣化影響技術レ

根拠とする技術ベース＊2を継続して行う。また、必要に応

備考

結露等の防止のため，空調運転等

長期停止期間中の保全ポイント運転を継続してお停止期間中は空調

響

長期停止期間中の経年劣化影＊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。

食）

基礎ボルト等位

象

腐食（全面腐想定される部

経年劣化事

本ガイドライン（別添 A）＊1

参考-36になる。

認することが必＊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。

が評価されている。（PLM 評価書（参考））

イザ等の摺動部の摩耗については，摩耗が発生する可能性が小さいこと

なお，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

ことから，「②」と分類している。

念される場合には，点検により異常の有無を確認することが必要である

展する可能性は小さいが，長期停止期間中の地震により設備に損傷が懸以上から，長期停止期間中においてスタビライザ等に摩耗が発生・進えるような損傷がないことを，地震後点検等により確認することが必要

り異常の有無を確要。

ただし，プラント停止中にも地震を受ける可能性は有り，長期停止期
間中の地震により設備に損傷が懸念される場合には，機能に影響をあた

合には，点検によする可能性は小さい。

傷が懸念される場

触・摺動を発生させる要因がないことから，当該部に摩耗が発生・進展の回数は限定的であり，地震以外の要因では，スタビライザの箇所に接る。

性は小さいが，長震により設備に損転している部位の摺動現象などと比べると，地震時における接触・摺動ことを，地震後点検により確認す

生・進展する可能

期停止期間中の地摺動するものである。劣化事象としては回転機器の軸受のように連続運に影響を与えるような損傷がないあり，摩耗が発部）

スタビライザスタビライザ

摩耗（摺動は，摺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

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ことができる。

に従い検査することで，継続的に機能が維持されていることを確認する

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

る。

響するような腐食が発生していないことを確認するため点検を推奨す

影響は小さいことから「②」と分類する。また、基礎ボルトの機能に影イルドであり、保守的に腐食量を考慮しても基礎ボルトの機能へ与える

器内の環境を維持することを前提とすれば腐食が発生する環境としてマ以上から，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れていることを確認している。（PLM 評価書）

は認められていないことが，事業者の高経年化技術評価においても示さ

なお，参考として，基礎ボルトの目視点検を実施した結果，有意な腐食技術レポート及び EPRI レビュー結果）

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

検が挙げられている。更に，長期停止期間中の腐食が保全活動により管により管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

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

補足説明事項に損傷が懸念される場合に，機能摩耗 1（PLM 評価書（参考））根拠とする技術ベース＊2

み摺動するもので説明

備考

ブラケット，②

影響有無

長期停止期間中の保全ポイント

長期停止期間中の地震により設備

位

象

響

長期停止期間中の経年劣化影

当該部は地震時の想定される部

経年劣化事

本ガイドライン（別添 A）＊1

参考-37（スタッド含む）

コンクリート埋設部

②

②

③

影響
有無

腐食 3（EPRI レビュー結果）

より確認し，必要に応じて再塗装を実施する場合はライナー

プレートの大気接触部）に塗装に，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）

塗膜の健全性を維持すること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。

防止できる

例えば中性化については，コンクリート埋設部の大半は，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，中性化の進展程度は 80 年間を考慮しても 10cm に満たない程度であるが，埋設位置が浅い部分も存在することから，コンクリートの中性化の影響を考慮する必要がある。なお，埋設部周辺のコンクリート表面にはグラウトや塗装が施工されているこトの中性化等の影響は考慮するて考慮する必要がある。

腐食速度としてが，コンクリー物）」でも示す通り，コンクリートの中性化等の影響は緩やかではあるものの劣化要因とししているため，は極めて小さいただし，別頁の「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）

表面は不動態化成しており，鉄

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

想定される。
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

点検

ウムにより強ア

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。

ルカリ環境を形

クリートの目視の水酸化カルシ

コンクリート内発生を抑制することが可能であることから「②」と分類し，保全ポイントとして，塗膜の健の腐食の発生をなお，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，腐食ので，停止期間中埋設部周辺コンるとされており，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「③」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を施しており，

腐食 5

ート）,

鋼板の内面及び腐食 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外面（PCCV の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。

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

本ガイドライン（別添 A）＊1

本ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係（原子炉格納容器（PWR））

参考-38想定される部位

影響有無

トに十分な厚みがあり，外表面に塗装が施されていることから，設置環境として緩やかな環が必要。

維持されていることを点検する。

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

が，劣化要因として考慮する必要があることから周辺のコンクリートの点検を継続すること以上から，長期停止期間中においてもコンクリート埋設部は腐食環境として緩やかである境である。

レストレスト製原子炉格納容器（PCCV）の外表面は屋外環境に晒されているが，コンクリーを点検することとから，設置環境として緩やかな環境である。

補足説明事項また，塩分浸透については，コンクリート埋設部が施工されたコンクリート表面は，大部根拠とする技術ベース＊2

分が屋内環境（管理区域内）であり，設置環境として緩やかな環境である。なお，PWR のプ

備考のコンクリート

長期停止期間中の保全ポイントめ，埋設部周辺必要があるた説明

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。

経年劣化事象長期停止期間中の経年

本ガイドライン（別添 A）＊1

参考-39腐食 3（EPRI レビュー結果）

し，必要に応じて再塗装を実施する。

を施しており，塗膜の健ンバ（円筒部等）

等

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腐食環境として緩やかであるが，劣化要因として考慮する必要があることから周辺のコンクリ

周辺のコンク

リートを点検緩やかな環境である。

影響は考慮すまた，塩分浸透については，コンクリート埋設部が施工されたコンクリート

クリート表面にはグラウトや塗装が施工されていることから，設置環境としての中性化等の

表面は，屋内環境（管理区域内）であり，設置環境として緩やかな環境である。

コンクリートの中性化の影響を考慮する必要がある。なお，埋設部周辺のコン

コンクリート

ため，埋設部ても 10cm に満たない程度であるが，埋設位置が浅い部分も存在することから，て小さいが，

る必要がある

例えば中性化については，コンクリート埋設部の大半は，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，中性化の進展程度は 80 年間を考慮しとしては極めあるものの考慮する必要がある。

しているため，腐食速度

ただし，別頁の「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）」でも示す通り，コンクリートの中性化等の影響は緩やかでは面は不動態化

態化しているため，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

設部）

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発生することが想定される。

り強アルカリートの目視点検

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，継とを推奨する。

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「②」と分類し，保全

ルシウムによ埋設部周辺コンクリ内の水酸化カ

レポート及び EPRI レビュー結果）

止できる

コンクリート

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

食の発生を防（コンクリート埋基礎ボルト制が挙げられている。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

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ることで，停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全性を維持す腐食 5ト）,

目視点検により確認

び外面に塗装プレッションチェ②

腐食 2（経年劣化影響技術レポー

ドライウェル，サ

適宜塗膜の健全性を根拠とする技術ベース＊2

鋼板の内面及備考②

長期停止期間中の保全ポイント

説明

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。

腐食

腐食

経年劣化事象長期停止期間中の経年

本ガイドライン（別添 A）＊1

本ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係（原子炉格納容器（BWR））

参考-40②

類している。

を確認するこいる。（PLM 評価書（参考））の摺動部の摩耗については，摩耗が発生する可能性が小さいことが評価されてまた，参考として，事業者の高経年化技術評価においても，スタビライザ等には，点検により異常の有無を確認することが必要であることから，「②」と分り異常の有無とが必要。

以上から，長期停止期間中においてスタビライザ等に摩耗が発生・進展する可能性は小さいが，長期停止期間中の地震により設備に損傷が懸念される場合

は，点検によ傷がないことを，地震後点検等により確認することが必要になる。

に損傷が懸念される場合に

ただし，プラント停止中にも地震を受ける可能性は有り，長期停止期間中のいが，長期停地震により設備に損傷が懸念される場合には，機能に影響をあたえるような損ら，当該部に摩耗が発生・進展する可能性は小さい。

検により確認する。

可能性は小さ

震により設備の要因では，スタビライザの箇所に接触・摺動を発生させる要因がないことかいことを，地震後点

生・進展する

止期間中の地劣化事象としては回転機器の軸受のように連続運転している部位の摺動現象などと比べると，地震時における接触・摺動の回数は限定的であり，地震以外えるような損傷がな

り，摩耗が発のである。

が懸念される場合に，機能に影響を与るものであ

摺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，とから，劣化要因として疲労割れを考慮する必要は無く「③」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書（参考））

ることは，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

ズは，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

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，ドライウェルと材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，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る。

なお，通常保全復帰後は，原子炉格納容器漏洩率試験を実施することで，継ートの点検を継続することとし「②」と分類する。

補足説明事項震により設備に損傷

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時のみ摺動す備考

長期停止期間中の地－

長期停止期間中の保全ポイント

当該部は地震い

ベント管ベローズ

スタビライザ等

温度変動がなズ，

停止期間中は要。

することが必説明

大きな圧力・

③

影響
有無

劣化影響

アーシールベロー

ダイヤフラムフロ

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。

摩耗

疲労割れ

経年劣化事象長期停止期間中の経年

本ガイドライン（別添 A）＊1

参考-41＊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。

次遮へい壁

以上から，停止期間中の劣化要因は無いため，「③」に分類する。

ことから，燃料からの放射線の影響を受けない。

デスタル，一一次遮へい壁(BWR)であるが，停止中においては，核分裂反応が起こらない

BWR:原子炉ペ

累積照射量に対する評価であり，PLM 評価における評価対象部位は，照射

次遮蔽壁)

－

下）

－

トの強度低

－

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，

停止期間中は放射線の影響を受けない。

クリート(１（コンクリー③

PWR:内部コン

放射線照射

次遮へい壁

以上から，停止期間中の劣化要因は無いため，「③」に分類する。

から，運転時よりも高温になることはない。

BWR:原子炉ペ下）

デスタル，一(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

最高温度に対する評価であり，PLM 評価における評価対象部位は，高温と

次遮蔽壁)

－

トの強度低

－

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－

停止期間中は高い熱の影響を受けない。

③

クリート(１

補足説明事項PWR:内部コン

術ベース＊2

根拠とする技（コンクリー

備考

熱

長期停止期間中の保全ポイント説明

長期停止期間中の経年劣化影響位想定される部

影響有無

経年劣化事象本ガイドライン（別添 A）＊1

本ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係（コンクリート構造物）

参考-42＊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。

する）

同様の保全活動を継続を踏まえた評価を別途行う必要がある。

離がないことを確認するための目視点検等を継続するが、個別の環境条件同様と考えられるため，運転中と同じく，想定した経年劣化の進展傾向と乖

なお，高経年化技術評価未実施プラントについても，中性化の進展傾向は

以上から，中性化は「②」に分類する。

割れ有無を確認するための目視点検等を継続する。

至るような劣化が発生しないことを確認するために，コンクリートのひび

能維持に影響を及ぼすおそれがないように，運転中と同じく，鉄筋の腐食に余裕があることを考慮し，保全ポイントとしては，コンクリート構造物の機このように，経年劣化事象であるコンクリートの強度低下に至るまでのではない。（別添 A A-27～A-30 ページ参照）で到達したとしても，ただちにコンクリート構造物の強度低下に至るものとが知られており，加えて中性化深さが仮に鉄筋が腐食し始める深さにまた，一般論として，中性化の進展は経過時間が長くなるほど緩やかになるこ

えたとしても，鉄筋が腐食し始める深さにまで到達しないこと確認した。ました結果，プラント運転期間（最大 60 年）に停止期間 20 年を仮定して加劣化状況評価」の環境条件等に基づき，中性化深さについて外挿評価を実施

施プラントを対象に，「高経年化技術評価」及び「運転期間延長認可申請の一方で，中性化の進展傾向及び余裕を確認するため，高経年化技術評価実

中性化の進展が促進される状況ではない。

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 4

視点検などの定期的な下）点検を行う。
（運転中と劣化の発生・進展を想定する必要がある。【中性化 1,2,3,4】ただし，停止

中性化 3とを確認するため，目トの強度低運転中と傾向が変わるものではない。

停止期間中も進展する可能性はあるが，一般論として，中性化の進展は環境条件（二酸化炭素濃度，温度，相対湿

補足説明事項度など）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－想定した経年劣化の進術ベース＊2

根拠とする技

中性化 2

ト構造物

（コンクリー

備考

長期停止期間中の保全ポイント
中性化 1②

全コンクリー

中性化

説明

長期停止期間中の経年劣化影響

展傾向と乖離がないこ

影響
有無

位

経年劣化事象想定される部

本ガイドライン（別添 A）＊1

参考-43

停止期間中も進展する可能性はあるが，－＊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。

件を踏まえた評価を別途行う必要がある。

乖離がないことを確認するための目視点検等を継続するが、個別の環境条は同様と考えられるため，運転中と同じく，想定した経年劣化の進展傾向と

なお，高経年化技術評価未実施プラントについても，塩分浸透の進展傾向

以上から，塩分浸透は「②」に分類する。

よる劣化が発生しないことを確認するための目視点検等を継続する。

能維持に影響を及ぼすおそれがないように，運転中と同じく，鉄筋の腐食に余裕があることを考慮し，保全ポイントとしては，コンクリート構造物の機このように，経年劣化事象であるコンクリートの強度低下に至るまでの

添 A A-30～A-33 ページ参照）

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。
（別

量を十分に下回っていることを確認した。また，塩分浸透の影響を受ける部

して加えたとしても，コンクリートにひび割れが発生する時点での腐食減を実施した結果，プラント運転期間（最大 60 年）に停止期間 20 年を仮定の劣化状況評価」の環境条件等に基づき，鉄筋の腐食減量について外挿評価実施プラントを対象に，「高経年化技術評価」及び「運転期間延長認可申請

一方で，塩分浸透の進展傾向及び余裕を確認するため，高経年化技術評価はない。

同様の保全活動を継続する）

ものではなく，運転中よりも塩分浸透による鉄筋腐食が促進される状況で点検を行う。
（運転中と塩分浸透 2

評価対象は屋外構造物であり，停止中は運転中と比べて環境条件が変わる

一般論として，塩分浸透による鉄筋腐食の進展は環境条件（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

塩分浸透 1

中と同じ部位の経年劣化を想定する必要がある。【塩分浸透 1,2】ただし，

展傾向と乖離がないこ想定した経年劣化の進

補足説明事項視点検などの定期的な運転中と傾向が変わるものではない。

術ベース＊2

根拠とする技とを確認するため，目リート（コンクリー

備考

長期停止期間中の保全ポイント下）②

屋外部コンク

塩分浸透説明

長期停止期間中の経年劣化影響

トの強度低

影響
有無

位

経年劣化事象想定される部

本ガイドライン（別添 A）＊1

参考-44(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)としているが，停止中はタービン及び発電機ともに稼働せず，上記部位は運転中のような機械振動を受けないため，停止中にも機械振動を受の定期的な点検を行う。
（運転中と同様の保全活動を継続する）

る主な部位として，非常用ディーゼル発

電機基礎があり，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

発電機架台等＊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。

ものではない。

する。

進展が緩やかであることを確認するための点検を長期停止期間中にも継続

なお，高経年化技術評価未実施プラントについても，同様に，経年劣化の以上から，機械振動は「②」に分類する。

やかであることを確認するため，目視点検等を継続する。

に影響を及ぼすおそれがないように，運転中と同じく，経年劣化の進展が緩これらを踏まえ，保全ポイントとしては，コンクリート構造物の機能維持

告されている。【機械振動 3】合には，疲労によるコンクリートの強度低下が生じないとの研究成果が報参考として，繰返し載荷試験により，上限応力が長期許容引張力以下の場がある。

タービン発電機架台と比較してコンクリートの強度低下に至るまでの余裕ていないこと【機械振動 2】から，非常用ディーゼル発電機基礎については，

ン発電機架台に機械振動（疲労）によるコンクリートの強度低下は確認され技術評価実施プラントについては，これまで 30 年程度運転しているタービにおける機械振動による経年劣化の進展は緩やかである。加えて，高経年化下と非常に少ないことから，非常用ディーゼル発電機基礎の長期停止期間

め，タービン発電機に比べ機械振動による荷重の繰り返し回数が 1/100 以

出力や稼働時間等がタービン発電機に比べて非常に小さい【機械振動 1】た

一方で，機械振動による影響は疲労であり，非常用ディーゼル発電設備の劣化の進展が促進される状況ではない。

環境条件や運転条件が変わるものではなく，運転中よりも機械振動による

ただし，非常用ディーゼル発電機基礎については，停止中は運転中と比べてける主な部位として非常用ディーゼル発電機基礎を評価対象部位とする。

定する必要がある。高経年化技術評価における評価対象部位は，機器の振動

機械振動 3

るため，目視点検など

ものの、停止期間中にも機械振動を受けBWR:タービン下）

機械振動 2

かであることを確認す

トの強度低一般論として，機械振動による劣化の進展は，環境条件や運転条件の影響を受けるため，停止期間中も機械振動の影響を受ける部位の経年劣化を想機械振動 1－

経年劣化の進展が緩や架台等（コンクリー

運転中に最も機械振動の影響を受ける部

補足説明事項位は，停止期間中にその影響を受けない②

PWR:タービン

機械振動

術ベース＊2

根拠とする技
備考

説明

影響
有無

位

経年劣化事象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想定される部

本ガイドライン（別添 A）＊1

参考-45

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。

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ため，目視点検などの定期的な点検を行う。
（運転中と同様の保全活動を継続する）

可能性はあるが，運転中と傾向が変わる

ものではない。

（コンクリー

トの強度低

一方で，廃止措置プラントを除く高経年化技術評価実施プラントについいことを確認するための点検を長期停止期間中にも継続する。

価の審査において別途確認が必要である。また，経年劣化の発生・進展がなを確認しているが，個別プラントの評価の詳細については高経年化技術評

反応性骨材ではないこと等により，経年劣化要因を排除・抑制していること

なお，高経年化技術評価未実施プラントについても，事業者として同様に以上から，アルカリ骨材反応は「②」に分類する。

展がないことを確認するため，目視点検等を継続する。

に影響を及ぼすおそれがないように，運転中と同じく，経年劣化の発生・進これらを踏まえ，保全ポイントとしては，コンクリート構造物の機能維持ため，経年劣化要因を排除・抑制している。

ているため，影響はない。

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】

ることが可能である。

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リングにより兆候を捉え新しいプラントにおいては，モルタルバ

一方で，廃止措置プラントを除く比較的＊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。

下）ていない場合は，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

反応 1

湿度など)の影響を受けるため，反応性骨材を使用していないことを確認しアルカリ骨材

張性骨材のアルカリ骨材

反応性骨材を使用していないことを確認

新たな知見である遅延膨一般論として，アルカリ骨材反応の進展は，使用材料及び環境条件(温度，補足説明事項がないことを確認する

ト構造物

反応

術ベース＊2

備考

根拠とする技長期停止期間中の保全ポイント
経年劣化の発生・進展②

全コンクリー

アルカリ骨材説明

長期停止期間中の経年劣化影響していない場合，停止期間中も進展する

影響
有無

位

経年劣化事象想定される部

本ガイドライン（別添 A）＊1

参考-46

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。

BWR:ガンマ線

遮へい壁，一低下）＊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。

以上から，停止期間中の劣化要因は無いため，「③」と分類する。

(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，

次遮蔽壁)

トの遮蔽能力

次遮へい壁

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

クリート(１

最高温度に対する評価であり，PLM 評価における評価対象部位は，遮蔽能の点検を長期停止期間中にも継続する。

（コンクリー－

PWR:内部コン－確認が必要である。また，経年劣化の発生・進展がないことを確認するため

別プラントの評価の詳細については高経年化技術評価の審査において別途ことにより，経年劣化要因を排除・抑制していることを確認しているが，個立地地点が凍結融解作用のおそれのないこと，もしくは，対策を施している

なお，高経年化技術評価未実施プラントについても，事業者として同様に以上から，凍結融解は「②」に分類する。

展がないことを確認するため，目視点検等を継続する。

に影響を及ぼすおそれがないように，運転中と同じく，経年劣化の発生・進これらを踏まえ，保全ポイントとしては，コンクリート構造物の機能維持

融解 1】ため，経年劣化要因を排除・抑制している。

を確保するために有効な空気量を満足するなどの対策を施している【凍結判断される場合には，設計・施工段階において凍結融解作用に対する抵抗性作用のおそれのないこと，もしくは，立地地点が凍結融解のおそれのあると

熱停止期間中は高い熱の影響を受けない。

しているため，影響はない。

有効な空気量を満足するなどの対策を施

解作用に対する抵抗性を確保するために－

状況ではない。

活動を継続する）③

わるものではなく，運転中よりも凍結融解による劣化の進展が促進される（運転中と同様の保全

一方で，高経年化技術評価実施プラントについては，立地地点が凍結融解

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定期的な点検を行う。

一方で，設計・施工段階において凍結融

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，評価対象部位はため，目視点検などののではない。

一般論として，凍結融解による劣化の進展は，環境条件(温度など)の影響能性はあるが，運転中と傾向が変わるも凍結融解 1下）－

経年劣化の発生・進展

補足説明事項トの強度低立地地点が凍結融解のおそれのあると判術ベース＊2

根拠とする技を受けるため，立地地点が凍結融解のおそれのあると判断される場合は，運リート（コンクリー

備考

長期停止期間中の保全ポイントがないことを確認する②

地上部コンク

凍結融解

説明

長期停止期間中の経年劣化影響断される場合，停止期間中も進展する可

影響
有無

位

経年劣化事象想定される部

本ガイドライン（別添 A）＊1

文献リスト
疲労割れ 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）

疲労割れ 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.

疲労割れ 3

疲労割れ 4

泊発電所１号炉 高経年化技術評価書（平成 30 年 6 月（平成 31 年 4 月
一部変更））のうち、泊発電所１号炉容器の技術評価書［冷温停止状態が維持されることを前提とした評価］「１

原子炉容器」①美浜発電所 3 号炉 高経年化技術評価書（４０年目）（平成 27 年 11 月
（平成 28 年 10 月一部変更））のうち、美浜発電所 3 号炉

容器の技術評価書［運転を断続的に行うことを前提とした評価］ 「3.１ 原子炉格
納容器本体」②敦賀発電所２号炉

高経年化技術評価書（３０年目）（平成 28 年 2 月（平成 28 年 12 月一部変更））のうち、敦賀発電所２号炉容器の技術評価書［冷温停止状態が維持されることを前提とした評価］

「3.１

原

子炉格納容器本体」
疲労割れ 5

柏崎刈羽原子力発電所 5 号炉 高経年化技術評価書（2019 年 4 月（2020年１月 30 日一部変更））のうち、柏崎刈羽原子力発電所 5 号炉

容器の技術評価書［冷温停止状態が維持されることを前提とした評価］ 「2原子炉圧力容器」
疲労割れ 6

柏崎刈羽原子力発電所 5 号炉 高経年化技術評価書（2019 年 4 月（2020年１月 30 日一部変更））のうち、柏崎刈羽原子力発電所 5 号炉

容器の技術評価書［冷温停止状態が維持されることを前提とした評価］ 「3原子炉格納容器」
中性子照射

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脆化 1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）

中性子照射

Materials Reliability Program: Electric Power Research Institute

脆化 2(EPRI) Review of the Japanese Nuclear Operators’ (JNOs’) Aging
Management Plan for Prolonged Shutdown Periods (MRP-435): EPRI,
Palo Alto, CA: 2018. 3002014336.

参考-47

中性子照射泊発電所１号炉 高経年化技術評価書（平成 30 年 6 月（平成 31 年 4 月

脆化 3

一部変更））のうち、泊発電所１号炉容器の技術評価書［冷温停止状態が維持されることを前提とした評価］「１

原子炉容器」

中性子照射

柏崎刈羽原子力発電所 5 号炉 高経年化技術評価書（2019 年 4 月（2020

脆化 4

年１月 30 日一部変更））のうち、柏崎刈羽原子力発電所 5 号炉

容器の技術評価書［冷温停止状態が維持されることを前提とした評価］ 「2原子炉圧力容器」
SCC1

黛正己、石山宜寿、谷純一、加古謙司、「オーステナイトステンレス鋼の応力腐食割れ感受性の温度依存性」、日本金属学会、2007 年秋の大会

SCC2

F.P.Ford, J. Povichi, "The effect of Oxygen Temeprature
Combination of the SCC susceptibility of Sensitiezed Type 304
Stainless Steel in HIgh Purity Water", Corrosion, 35, 562(1979)

SCC3

電力共同研究「690 合金の PWSCC 長期信頼性確証試験（STEP5）H30 年度（中間報告書）」SCC4

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）

SCC5

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.

SCC6①NUREG-1801,Rev.2 X1.M7 BWR STRESS CORROSION CRACKING，②I-GALL AMP107 Stress Corrosion Cracking in BWR Coolant Pressure
Boundary Components

UCC1

三菱重工技報 Vol.14 No.1（1977-1）「低合金鋼溶接影響部の再熱割れに関する研究」

UCC2

Welding Research Council BULLETIN(WRC-197)

腐食 1「防食技術便覧」腐食防食協会編

腐食 2

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）

腐食 3Materials 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.

参考-48

腐食 4

東海第二発電所 劣化状況評価書（平成 29 年 11 月（平成 30 年 10 月一部変更））のうち、(冷温停止状態が維持されることを前提とした評価)

腐食 5

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）

腐食 6①神田征夫「放射線分解によって生成される空気中の硝酸の測定」（JAEA、 2005）②H. Karasawa et al.、”Radiation Induced Decomposition of
Nitrogen”、Radiation Physics andChemistry、vol.37、No.2、pp.193-197、1991.

腐食 7「防食技術便覧」腐食防食協会編

腐食 8①「防食技術便覧」腐食防食協会編②大畑仁史、鈴木健介、「原子力発電所機器設置用基礎ボルトの腐食量調査結果」、腐食防食協会、材料と環境 2002 予稿集

中性化 1

日本建築学会、「鉄筋コンクリート造建築物の耐久設計施工指針・同解説」、2016 年（2004 年制定）

中性化 2

森永、「鉄筋の腐食速度に基づいた鉄筋コンクリート建築物の寿命予測に関する研究－東京大学学位論文」、1986 年

中性化 3

土木学会、「コンクリート標準示方書［維持管理編］」、2001 年

中性化 4

日本建築学会、「原子力施設における建築物の維持管理指針・同解説」、
2015 年

塩分浸透 1

森永、「鉄筋の腐食速度に基づいた鉄筋コンクリート建築物の寿命予測に関する研究－東京大学学位論文」、1986 年

塩分浸透 2

日本建築学会、「原子力施設における建築物の維持管理指針・同解説」、
2015 年

アルカリ骨各プラントＰＬＭ評価書

材反応 1
機械振動 1

柏崎刈羽原子力発電所５号炉高経年化技術評価（コンクリート及び鉄骨構造物） 補足説明資料（令和 2 年 1 月 20 日審査ヒアリング資料）

機械振動 2

Residual Static Strength of Concrete Cylinder Specimen and Stud
Anchor Specimen after Cycle Loadings, Journal of Advanced
Concrete Technology, 2016

機械振動 3

Residual Static Strength of Concrete Cylinder Specimen and Stud
Anchor Specimen after Cycle Loadings, Journal of Advanced
Concrete Technology, 2016

参考-49

凍結融解 1

泊発電所１号炉高経年化技術評価（コンクリート構造物及び鉄骨構造物）補足説明資料（平成 31 年 2 月 20 日審査会合資料）

摩耗 1

東海第二発電所 劣化状況評価書（平成 29 年 11 月（平成 30 年 10 月一部変更））のうち、東海第二発電所

容器の技術評価書［運転を断続的に行うことを前提とした評価］ 「1 原子炉圧力容器」
摩耗 2

柏崎刈羽原子力発電所 5 号炉 高経年化技術評価書（2019 年 4 月（2020年１月 30 日一部変更））のうち、柏崎刈羽原子力発電所 5 号炉

容器の技術評価書［冷温停止状態が維持されることを前提とした評価］ 「3原子炉格納容器」

参考-50

⽂献番号：疲労割れ 1

記載箇所：
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）

低サイクル疲労

説明：経年劣化影響技術レポート（3-32ページ）にて、⻑期停⽌が低サイクル疲労に与える影響はないとされている。
⽂献名：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）
３．２．２ ⾼経年化対策で着⽬すべき経年劣化事象への対応（中略）（１）低サイクル疲労（中略）５）プラント⻑期停⽌の影響
低サイクル疲労の評価対象機器において、評価対象となる過渡事象はプラントの起動
停⽌など、表 3.2.2.1 (1)-1 に例⽰したような事象である。プラント⻑期停⽌期間中はこのような過渡事象が発⽣しないことから、プラントの⻑期停⽌が低サイクル疲労に与える影響はないと考えられる。

参考-51

⽂献番号：疲労割れ 2

記載箇所：
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）

低サイクル疲労説明：EPRIレビュー報告書（7-2ページ）にて、事業者の経年劣化影響技術レポートにおける⻑期停⽌期間中の低サイクル疲労の影響に係る内容が妥当であると評価されている。
⽂献名：Materials Reliability Program: Electric Power Research Institute (EPRI) Reviewof the Japanese Nuclear Operatorsʼ (JNOsʼ) Aging Management Plan for Prolonged
Shutdown Periods (MRP-435): EPRI, Palo Alto, CA: 2018. 3002014336.

（引⽤者注）
・JNO: Japanese Nuclear Operator（⽇本の原⼦⼒発電事業者）
・JNO Report: 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」
・LCF: Low Cycle Fatigue（低サイクル疲労）

参考-52

⽂献番号：疲労割れ 3

記載箇所：
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）

低サイクル疲労

説明： 参考として，PLM評価書においても、原⼦炉圧⼒容器の疲労割れは、冷温停⽌状
態では進展することがないと評価されていることを確認している。以下⽂献は泊発電所
１号機の例であるが、冷温停⽌状態が維持されることを前提とした評価のみを実施した
他プラント（⾼浜１，２号機、敦賀２号機、泊２号機）のPLM評価書の中でも同様の評価がなされている。
⽂献名：泊発電所１号炉

⾼経年化技術評価書（平成 30 年 6 ⽉（平成 31 年 4 ⽉⼀部変更））のうち、泊発電所１号炉提とした評価］「１

容器の技術評価書［冷温停⽌状態が維持されることを前

原⼦炉容器」

2.3 ⾼経年化対策上着⽬すべき経年劣化事象の評価
2.3.1 冷却材出⼊⼝管台等の疲労割れ（◆）（中略）b. 技術評価（中略）③ 総合評価
健全性評価結果から判断して，疲労割れが問題となる可能性はないと考える。なお，本事象については冷温停⽌状態では進展することがないことから，更に問題となる可能性はないと考える。
（以下略）

参考-53

⽂献番号：疲労割れ 4

記載箇所：
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）疲労割れ

説明：参考として，PLM評価書においても、原⼦炉格納容器本体は、有意な過渡を受けないとされていることを確認している。以下⽂献は美浜発電所3号機及び敦賀発電所2号機の例であるが、国内の全PWRプラントにおいても同様に有意な過渡を受けないことが確認されている。
⽂献名：①美浜発電所 3 号炉 ⾼経年化技術評価書（４０年⽬）（平成 27 年 11 ⽉（平成 28 年 10⽉⼀部変更））のうち、美浜発電所 3 号炉

容器の技術評価書［運転を断続的に⾏うことを前提とした評価］「3.１

原⼦炉格納容器本体」②敦賀発電所２号炉

⾼経年化技術評価書（３０年⽬）（平成 28 年 2 ⽉（平成 28 年 12⽉⼀部変更））のうち、敦賀発電所２号炉
ることを前提とした評価］「3.１

容器の技術評価書［冷温停⽌状態が維持され原⼦炉格納容器本体」＜⽂献①：鋼製原⼦炉格納容器（PWR）の評価例＞
2.2 経年劣化事象の抽出（中略）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（中略）(1) 原⼦炉格納容器鋼板の疲労割れ
原⼦炉格納容器鋼板の疲労割れについては、運転中の温度変化およびそれにともなう圧⼒変化等しか過渡を受けず、有意な過渡を受けないことから、⾼経年化対策上着⽬すべき経年劣化事象ではない。

＜⽂献②：プレストレストコンクリート製原⼦炉格納容器（PWR）の評価例＞
2.2 経年劣化事象の抽出（中略）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（中略）(2) ライナープレートの疲労割れ
ライナープレートの疲労割れについては，運転中の温度変化及びそれに伴う圧⼒変化等しか過渡を受けず，有意な過渡を受けないことから，⾼経年化対策上着
⽬すべき経年劣化事象ではない。

参考-54

⽂献番号：疲労割れ 5

記載箇所：
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）

低サイクル疲労

説明：参考として，PLM評価書においても、原⼦炉圧⼒容器の疲労割れは、冷温停⽌状
態では進展することがないと評価されていることを確認している。以下⽂献は柏崎刈⽻
原⼦⼒発電所5号炉の例であるが、冷温停⽌状態が維持されることを前提とした評価のみを実施した他プラント（柏崎刈⽻1号炉、 浜岡3号炉）のPLM評価書の中でも同様の評価がなされている。
⽂献名：柏崎刈⽻原⼦⼒発電所 5 号炉

⾼経年化技術評価書（2019 年 4 ⽉（2020 年１⽉

30 ⽇⼀部変更））のうち、柏崎刈⽻原⼦⼒発電所 5 号炉態が維持されることを前提とした評価］「2

容器の技術評価書［冷温停⽌状

原⼦炉圧⼒容器」

2.3 ⾼経年化対策上着⽬すべき経年劣化事象の評価(2) ノズル等の疲労割れ（中略）b. 技術評価（中略）③ 総合評価
健全性評価結果から，平成30年3⽉31⽇時点まではノズル等の疲労割れの可能性は⼩さく，次回⾼経年化技術評価時に，実過渡回数の確認による疲労評価
を⾏い，取替等の保全計画への反映要否を検討することが有効と判断する。
なお，当⾯の冷温停⽌状態においては，有意な熱過渡はなく，今後の疲労割れの発⽣・進展の可能性はないと判断する。
（以下略）

参考-55

⽂献番号：疲労割れ 6

記載箇所：
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）疲労割れ

説明：参考として，PLM評価書にて、ダイアフラムフロアーシールベローズは，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ことを確認している。
⽂献名：柏崎刈⽻原⼦⼒発電所 5 号炉

⾼経年化技術評価書（2019 年 4 ⽉（2020 年１⽉

30 ⽇⼀部変更））のうち、柏崎刈⽻原⼦⼒発電所 5 号炉態が維持されることを前提とした評価］「3

容器の技術評価書［冷温停⽌状

原⼦炉格納容器」

2.2 経年劣化事象の抽出（中略）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（中略）h.

ダイアフラムフロアーシールベローズの疲労割れ
ダイアフラムフロアーシールベローズは，ドライウェルとサプレッション
チェンバ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，熱膨張時の疲労の蓄積による疲労割れが想定されるが，通常時の温度変動は，プラント起動・停⽌によるもので，発⽣応⼒・回数は⼩さい。
また，定期検査時の漏えい検査においてバウンダリ機能の健全性を確認しており，これまでの検査において異常は認められていない。
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ことから，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する。

参考-56

⽂献番号：中性⼦照射脆化 1

記載箇所：
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）

中性⼦照射脆化

説明：経年劣化影響技術レポート（3-43ページ）にて、⻑期停⽌が中性⼦照射脆化に与える影響はないとされている。
⽂献名：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）
３．２．２ ⾼経年化対策で着⽬すべき経年劣化事象への対応（中略）（２）原⼦炉圧⼒容器の中性⼦照射脆化（中略）５）プラント⻑期停⽌の影響
中性⼦照射脆化は核分裂反応で⽣成した中性⼦の照射により、発⽣、進⾏する現象である。プラント⻑期停⽌中は核分裂反応が起こらないことから、中性⼦照射脆化に対する⻑
期停⽌の影響はない。

参考-57

⽂献番号：中性⼦照射脆化 2

記載箇所：
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）

中性⼦照射脆化

説明：EPRIレビュー報告書（7-2ページ）にて、事業者の経年劣化影響技術レポートにおける⻑期停⽌期間中の中性⼦照射脆化の影響に係る内容が妥当であると評価されている。
⽂献名：Materials Reliability Program: Electric Power Research Institute (EPRI) Reviewof the Japanese Nuclear Operatorsʼ (JNOsʼ) Aging Management Plan for Prolonged
Shutdown Periods (MRP-435): EPRI, Palo Alto, CA: 2018. 3002014336.

（引⽤者注）
・JNO: Japanese Nuclear Operator（⽇本の原⼦⼒発電事業者）
・JNO Report: 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」
・RPV: Reactor Pressure Vessel（原⼦炉圧⼒容器）
・PTS: Pressurized Thermal Shock（加圧熱衝撃）

参考-58

⽂献番号：中性⼦照射脆化 3

記載箇所：
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）

中性⼦照射脆化

説明：参考として，PLM評価書においても、原⼦炉圧⼒容器の中性⼦照射脆化は、冷温停⽌状態では進展することがないと評価されていることを確認している。以下⽂献は泊発電所１号機の例であるが、冷温停⽌状態が維持されることを前提とした評価のみを実施した他プラント（⾼浜１，２号機、敦賀２号機、泊２号機）のPLM評価書の中でも同様の評価がなされている。
⽂献名：泊発電所１号炉

⾼経年化技術評価書（平成 30 年 6 ⽉（平成 31 年 4 ⽉⼀部変更））のうち、泊発電所１号炉提とした評価］「１

容器の技術評価書［冷温停⽌状態が維持されることを前

原⼦炉容器」

2.3 ⾼経年化対策上着⽬すべき経年劣化事象の評価（中略）2.3.2 胴部（炉⼼領域部）の中性⼦照射脆化（◆）（中略）b. 技術評価（中略）③ 総合評価
健全性評価結果から判断して，胴部（炉⼼領域部）の中性⼦照射脆化が機器の健全性に影響を与える可能性はないと考える。また，冷温停⽌状態においては燃料からの中性⼦照射がないことから，中性⼦照射脆化は今後進展しない。
（以下略）

参考-59

⽂献番号：中性⼦照射脆化 4

記載箇所：
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）

中性⼦照射脆化

説明：参考として，PLM評価書においても、原⼦炉圧⼒容器の中性⼦照射脆化は、冷温停⽌状態では進展することがないと評価されていることを確認している。以下⽂献は柏崎刈⽻原⼦⼒発電所5号炉の例であるが、冷温停⽌状態が維持されることを前提とした評価のみを実施した他プラント（柏崎刈⽻1号炉、 浜岡3号炉）のPLM評価書の中でも同様の評価がなされている。
⽂献名：柏崎刈⽻原⼦⼒発電所 5 号炉

⾼経年化技術評価書（2019 年 4 ⽉（2020 年１⽉

30 ⽇⼀部変更））のうち、柏崎刈⽻原⼦⼒発電所 5 号炉態が維持されることを前提とした評価］「2

容器の技術評価書［冷温停⽌状

原⼦炉圧⼒容器」

2.3 ⾼経年化対策上着⽬すべき経年劣化事象の評価(1) 胴の中性⼦照射脆化（中略）
b. 技術評価（中略）③ 総合評価
健全性評価結果から，現状までの運転において炉⼼領域部材の照射脆化が問題となる可能性は⼩さい。今後は冷温停⽌状態において劣化進展する事象ではないため，健全性に対して影響を及ぼす可能性はないと判断する。
（以下略）

参考-60

⽂献番号：SCC1

記載箇所：
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）

応⼒腐⾷割れ

説明：100℃以下では SCC が発⽣しない。
⻑期停⽌期間中における原⼦炉圧⼒容器の保有⽔の温度は 100℃未満。
⽂献
黛正⼰、⽯⼭宜寿、⾕純⼀、加古謙司、「オーステナイトステンレス鋼の応⼒腐⾷割れ感
受性の温度依存性」、⽇本⾦属学会、2007 年秋の⼤会
図．応⼒腐⾷割れ⻑さの温度依存性
BWR 環境中で隙間付き曲げ試験（CBB）試験をステンレス鋼に対して実施した結果、鋭敏化ステンレス鋼（SUS316-Sen, SUS304-Sen）では 150℃以上、⾮鋭敏化ステ
ンレス鋼（SUS316L, SUS316）では 200℃以上で SCC の発⽣が認められた。温度100℃では全ての供試材で SCC 発⽣は認められたかった。

参考-61

⾮公開範囲

⽂献番号：SCC2

記載箇所：
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）

応⼒腐⾷割れ

説明：鋭敏化させたオーステナイト系ステンレス鋼（SUS304）を対象として、溶存酸素が飽和（DO2：8ppm）の条件で、SCC 進展の温度依存性を試験したデータである。
この図から温度が低くなるほど SCC の⻲裂進展速度は低下しており，150℃以下ではSCC が発⽣していないことが⽰されている。⻑期停⽌期間中における原⼦炉圧⼒容器の保有⽔の温度は 100℃未満であり、試験条件と同様に溶存酸素が飽和の条件を想定した場合においても、100℃以下では SCC が発⽣しないことが確認できる。
⽂献名：F.P.Ford, J. Povichi, "The effect of Oxygen Temperature Combination of the SCC
susceptibility of Sensitized Type 304 Stainless Steel in High Purity Water", Corrosion, 35,
562(1979)

図⻲裂進展速度と温度の関係（引⽤者注）
温度 100℃以下では、⻲裂の進展が認められない。
本試験は、引張試験により SCC 発⽣を調べたものである。
本試験で SCC が発⽣しなかった場合には、下向きの⽮印「↓」を付けてプロットされて
いる。

参考-62

⽂献番号：SCC3

記載箇所：
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）

応⼒腐⾷割れ説明： 電⼒共同研究による690系ニッケル基合⾦の温度加速定荷重応⼒腐⾷割れ試験の結果から，690系ニッケル基合⾦については，PWR⼀次系⽔質環境において応⼒腐⾷割れが発⽣する可能性は⼩さいと考えられる。
⽂献名：電⼒共同研究「690 合⾦の PWSCC ⻑期信頼性確証試験（STEP5）H30 年度（中間報告書）」
690 系ニッケル基合⾦の定荷重応⼒腐⾷割れ（SCC）試験結果

参考-63⽂献番号：SCC4

記載箇所：
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）

応⼒腐⾷割れ

説明：経年劣化影響技術レポート（3-24~25ページ）にて、応⼒腐⾷割れは⽇常の保全活動にて管理可能とされている。
⽂献名：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）
３．２．１ ⽇常的な保全活動により管理される事象（中略）（２）応⼒腐⾷割れ（中略）
５）プラント⻑期停⽌の影響
SCC への対応は基本的に SCC の発⽣の可能性に応じた⽇常保全による対応である。
プラント⻑期停⽌中の対応も基本的に変わらない。また、以下の理由により停⽌中の⽅がSCC 発⽣・進展の可能性が⼩さいことから、プラント⻑期停⽌による⼤きな影響はないと考えられる。SCC の発⽣・進展が懸念される冷却材の耐圧バウンダリと炉内構造物については、プラント停⽌中は温度が低下し 100℃未満となる。冷却材環境中の SCC の発⽣抑制のための基本的な考え⽅を⽰した⽇本機械学会の事例規格[11]と ASME Sec. III,
Appendix W[13]では、不純物イオン濃度が低い通常の冷却材⽔質条件では、それぞれ、100℃以下、200F（93.3℃）以下では SCC の発⽣の可能性が低いとしている。PWR に
おいて損傷事例がある 600 合⾦およびその溶接⾦属の PWSCC については、耐 SCC 性の⾼い 690 合⾦・溶接⾦属への取替やピーニング等による応⼒改善対策が実施されており、これらの対策後には SCC が※発⽣する可能性はほとんどないと考えられる[5]、[7]。
⼀⽅、BWR においては、シュラウドサポートのニッケル基合⾦溶接⾦属や PLR 配管や
炉⼼シュラウドの低炭素ステンレス鋼に SCC 損傷事例があり、健全性評価制度の下でSCC を残したままのプラントがある[14]。これらの材料のうち、ニッケル基合⾦溶接⾦
属の SCC 進展速度については、288℃の通常運転時の SCC 進展速度に⽐して、70℃、40℃の SCC 進展速度はそれぞれ、1 桁、2 桁程度⼩さくなるという知⾒が得られている[15]。これらの知⾒を総合すると、プラント停⽌時に冷却材環境中で新たに SCC が発⽣する可能性は低く、すでに発⽣している SCC についても、SCC の進展速度はプラント運転時に⽐べて⼗分に⼩さく、再稼動後の通常点検で⼗分に対応可能である。
（以下略）※：網掛け部は⽂献（SCC4）になし（脱字）。⽂献引⽤にあたり本資料にて補記。

参考-64

⽂献番号： SCC5

記載箇所：
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）

応⼒腐⾷割れ

説明：EPRIレビュー報告書（3-3ページ）にて、事業者の経年劣化影響技術レポートにおいて応⼒腐⾷割れが⽇常の保全活動により管理可能であるという結論に対して、妥当と評価されている。
⽂献名：Materials Reliability Program: Electric Power Research Institute (EPRI) Reviewof the Japanese Nuclear Operatorsʼ (JNOsʼ) Aging Management Plan for Prolonged
Shutdown Periods (MRP-435): EPRI, Palo Alto, CA: 2018. 3002014336.

（引⽤者注）
・JNO: Japanese Nuclear Operator（⽇本の原⼦⼒発電事業者）
・JNO Report: 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」

参考-65⽂献番号：SCC6

記載箇所：
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）

応⼒腐⾷割れ

説明：NUREG や IGALL などの海外の知⾒においても，BWR のオーステナイト系ステ
ンレス鋼とニッケル基合⾦に対しては，対象部位が１００℃を超えない場合は SCC の発⽣する可能性が⼩さいことが⽰されている。
補⾜：NUREG-1801,Rev.2「沸騰⽔型原⼦炉内における応⼒腐⾷割れを管理するプログ
ラム（XI.M7 BWR STRESS CORROSION CRACKING）」では，「運転中に200F(93℃)を超えるオーステナイト系ステンレス鋼とニッケル基合⾦の配管及び溶接部」をプログラムの管理対象としている。
また，I-GALL の AMP107「Stress Corrosion Cracking in BWRCoolant Pressure Boundary
Components」においても，「運転中に 100℃を越える温度環境となるオーステナイト系
ステンレス鋼とニッケル基合⾦の配管及び溶接部」への適⽤が⽰されている。
⽂献名：①NUREG-1801,Rev.2 X1.M7 BWR STRESS CORROSION CRACKING，② I-GALL AMP107 Stress Corrosion Cracking in BWR Coolant Pressure Boundary
Components＜⼀部抜粋（抄訳）＞
題名：NUREG-1801,Rev.2 X1.M7 BWRの応⼒腐⾷割れ
概要：このプログラムは，（a）IGSCCを軽減するための対策と管理，及び（b）供⽤期間中検査の実施によりIGSCCによるBWRの配管，機器の機能に対する影
響を監視することに重点をおいている。
このプログラムは，分類に係らず運転中に93℃（200°F）を超える温度で原
⼦炉冷却材を内包する公称直径が４インチ以上のオーステナイト系ステンレス
鋼及びニッケル合⾦製のBWR配管，配管溶接部に適⽤できる。
＜⼀部抜粋（抄訳）＞
題名：AMP107 BWR冷却材圧⼒バウンダリ構成機器の応⼒腐⾷割れ
概要：１．経年劣化管理プログラムの範囲
このプログラムは，（a）IGSCCを軽減するための対策と管理，及び（b）供⽤期間中検査の実施によりIGSCCによるBWRの配管，機器の機能に対する影
響を監視することに重点をおいている。
このプログラムは，分類に係らず運転中に100℃を超える温度で原⼦炉冷却材を内包するオーステナイト系ステンレス鋼及びニッケル合⾦製のBWR配管，
配管溶接部に適⽤できる。

参考-66

⽂献番号：UCC1

記載箇所：
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）

クラッド下層部のき裂 1

説明：国内の全PWRの原⼦炉圧⼒容器においては、製作時に溶接⼊熱を管理しクラッド
下層部のき裂が発⽣しない領域（下図の「再熱割れ発⽣せず」の領域）でクラッド施⼯されている。
補⾜：クラッド下層部のき裂は、原⼦炉圧⼒容器の⾁盛り溶接部の熱影響部にみられる再熱割れである。割れはビードの重なりの下部で最初のビード溶接時に加熱された熱影響
部粗⼤粒域で、次のビードにより再加熱される部分で発⽣する。溶接後熱処理により、ク
リープ延性が低下し、条件によっては発⽣することがある。
材料の割れ感受性を評価するのに，「ΔG＝Cr＋3.3Mo＋8.1V−２（％）」が提案されており、材料の化学成分と溶接⼊熱をコントロールすることで再熱割れを防⽌することが可能である
⽂献名：三菱重⼯技報 Vol.14 No.1（1977-1）「低合⾦鋼溶接影響部の再熱割れに関する研究」

図 12 再熱割れ発⽣に及ぼす⊿Ｇ値および溶接⼊熱の影響

参考-67⽂献番号：UCC2

記載箇所：
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）

クラッド下層部のき裂

説明：クラッド下層部の⻲裂については，全⽶溶接協会の報告書「Welding ResearchCouncil BULLETIN(WRC-197)」において，特定の種類の低合⾦鋼材料と特定の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，低合⾦鋼の材料の改善（化学成分の規制等）や溶接⽅法の改善（⾼⼊熱条件の回避）を図ることで発⽣を防⽌できることが⽰されている。国内のBWR原⼦炉圧⼒容器は上記報告書のUCC発⽣防⽌対策を踏まえてメーカにより溶接条件を検証した上で製造時にクラッド溶接が施⼯されており、UC
C発⽣の可能性は低いと考えている。
⽂献名：Welding Research Council BULLETIN(WRC-197)＜概要（抄訳）＞
題名：圧⼒容器のクラッド下層部の⻲裂に関するレビュー
発⾏年：1974
著者：AG Vinckier、AW Pense
概要：
このレビューは，クラッド下層部の⻲裂に関して，公開されている技術⽂献と⺠間の研究プログラムの両⽅から得られた多くのデータを網羅してレビューしている。レビューの⽬的は，クラッド下層部の⻲裂の発⽣原因となる要因を特定し，それを緩和または排除できる⼿段を検討することである。レビューの過程で原⼦⼒向け圧⼒容器鋼の製造，熱処
理、およびクラッディングに関する重要なデータベースが作成された。
クラッド下層部の⻲裂は，溶接クラッドオーバーレイの下に存在する低合⾦鋼の熱影
響部に⾒られる深さ約 3 mm（0.12 インチ）以上，⻑さ 3 mm（0.12 インチ）以上の⾦属組織の粒界の分離として定義された。これよりも⼩さいサイズの粒界剥離も調査に含まれていた。これらの⻲裂は⼀般的に溶接後の熱処理中に⽣成される。クラッド下層部の⻲裂を誘発する 3 つの要因の組み合わせは，粗⼤化した結晶構造，有意な残留応⼒パター
ン，及び 600°〜650°C（1112〜1202°F）のクリープ延性が低い範囲の温度領域での熱処理である。⾼⼊熱条件によるクラッド溶接において，特に溶接パスを重ねている場合には，粗⼤化した結晶構造と残留応⼒の形態となる。そして，溶接後の熱処理は⻲裂が発⽣する温度環境となる。

参考-68

（引⽤者注）
UCC 事象は、1970 年にヨーロッパで最初に確認されたとされており、以下に⽰す特徴を有している。
（１）結晶粒界の⾮常に微細な不連続部を総称して UCC と呼んでいる。
（２）ステンレス鋼のクラッド溶接を⾼⼊熱施⼯法で⾏うと感受性が⾼くなる。
（３）クラッド溶接のビードの重ね部直下に結晶粒が粗⼤化した⺟材熱影響部にのみ発⽣する。
（４）溶接後熱処理過程で発⽣する。
WRC-197 において、UCC の発⽣防⽌対策としては、材料の改善（結晶粒の粗⼤化が発⽣しづらく UCC 感受性の低い材料を採⽤すること）や溶接⽅法の改善（低⼊熱の溶接⽅法を採⽤すること等）の対策が有効であることが⽰されている。
また、UCC は特定の材料（ASME SA508 Class2）で発⽣しており、NRC の R.G 1.43
においても、UCC の発⽣防⽌のために他の材料を⽤いることを推奨しているが、当該材を⽤いる場合には溶接において低⼊熱⽅法での溶接を採⽤することにより、UCC の発⽣を防⽌することができるとされている。
国内の BWR プラントの製造においても、WRC-197 や R.G 1.43 に⽰されているように、UCC 感受性の低い材料を⽤いることや低⼊熱の溶接⽅法を採⽤して原⼦炉圧⼒容器の製造を⾏うことを各メーカで検証して定めることにより、UCC の発⽣防⽌対策を実施
している。

参考-69

⽂献番号：腐⾷ 1

記載箇所：
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） 腐⾷（全⾯腐⾷） 主蒸気ノズル等

説明：炭素鋼に対する温度と腐⾷の傾向を⽰すために下記⽂献を掲載している。炉⽔の温度が 50℃程度の低い場合の腐⾷量は、プラント運転状態の温度である 280℃程度の場合の腐⾷量と概ね同程度の傾向となる。
プラントの⾼経年化技術評価では、下記⽂献に⽰すような腐⾷量（mg/dm2・200 時間）
データから、1 年あたりの腐⾷の進展率（mm/年）に換算し、腐⾷の評価式を⽤いて想定する運転期間のトータルの腐⾷量を評価している。この考え⽅と同様に、⻑期停⽌期間中の 100℃未満における腐⾷量を 150mg/dm2 として停⽌期間中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、その腐⾷量は、概ね 0.2mm 程度である。
⼀⽅で、BWR RPV 内⾯の炉⽔と接液する炭素鋼、低合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、停⽌中の腐⾷の影響は⼩さい。
⽂献名：「防⾷技術便覧」腐⾷防⾷協会編（引⽤者注）
本実験報告では，溶存酸素量が 8mgO/l の場合において，温度が約 100℃以上から腐⾷量が⼤きく増加し，200℃付近から低下する傾向が⽰されている。⼀般的に，炭素鋼は，温度が⾼くなるほど鋼表⾯への酸素供給が促進されて腐⾷速度は増加する。しかし，約200℃付近からは，鋼表⾯での Fe3O4（マグネタイト）等の被膜の形成が促進されることで鋼表⾯への酸素供給が阻害される。これにより，200℃付近で腐⾷量がピークを⽰す結果となっている。

参考-70

⽂献番号：腐⾷ 2

記載箇所：
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）

ピッティング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）腐⾷

説明：経年劣化影響技術レポート（3-15ページ）にて、腐⾷は⽇常の保全活動にて管理可能とされている。
⽂献名：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）
３．２．１ ⽇常的な保全活動により管理される事象
（１）腐⾷
（中略）
３）プラント⻑期停⽌の影響
腐⾷事象については、2）で⽰したように事業者がそれぞれの現象にあった適切な保全管理を実施し、更に必要に応じて予防保全対策が取られている。
⻑期停⽌時の影響についても、⼀般的な腐⾷では、通常時と同様に定期的な点検や⽔質の管理の実施、再塗装を実施するなどの保全管理の実施、加えて、必要に応じて乾燥保管やヒドラジン⽔などによる湿式保管を実施することにより、⻑期停⽌中における事象の進展を適切に把握・管理することが可能であるといえる。
また、配管減⾁では、JSME 減⾁管理規格において、「常時停滞の配管系（計装配管含む）」や「流れのない計装⽤配管等」は、「FAC および LDI のいずれについても発⽣の可能性がないか、あるいは⾮常に低いと判断されるため対象外とする」、あるいは「試験対象系統から除外することが出来る」と記載があるため、流体の流れが無い主要な配管系統での顕著な配管減⾁が発⽣する可能性は⼗分⼩さいと考えられる。さらに、⻑期停⽌中に流体が流れる⼀部の系統についても、⼀般的な腐⾷と同様、通常の保全管理を実施することで、⻑期停⽌中における事象の進展を適切に把握・管理することが可能であるといえ
る。

参考-71

⽂献番号： 腐⾷ 3

記載箇所：
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）

ピッティング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）腐⾷

説明：EPRIレビュー報告書（3-3ページ）にて、事業者の経年劣化影響技術レポートにおいて腐⾷が⽇常の保全活動により管理可能であるという結論に対して、妥当と評価されている。
⽂献名：Materials Reliability Program: Electric Power Research Institute (EPRI) Reviewof the Japanese Nuclear Operatorsʼ (JNOsʼ) Aging Management Plan for Prolonged
Shutdown Periods (MRP-435): EPRI, Palo Alto, CA: 2018. 3002014336.

（引⽤者注）
・JNO: Japanese Nuclear Operator（⽇本の原⼦⼒発電事業者）
・JNO Report: 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」

参考-72

⽂献番号：腐⾷ 4

記載箇所：
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）腐⾷（全⾯腐⾷）

基礎ボルト

説明：参考として，PLM評価書においても、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れていないことが確認されている。
⽂献名：東海第⼆発電所

劣化状況評価書（平成 29 年 11 ⽉（平成 30 年 10 ⽉⼀部変更））のうち、(冷温停⽌状態が維持されることを前提とした評価)
2.2 冷温停⽌を踏まえた再評価を⾏う経年劣化事象の抽出（中略）
2.4 ⾼経年化対策上着⽬すべき経年劣化事象ではない事象に対する検討（中略）(4) 腐⾷（全⾯腐⾷）
a. 原⼦炉格納容器内の炭素鋼⼜は低合⾦鋼使⽤部位の腐⾷（全⾯腐⾷）
冷温停⽌状態の維持を前提とした場合，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め，炭素鋼⼜は低合⾦鋼使⽤部位の腐⾷の発⽣・進展は，断続的運転と⽐較すると厳しくなると考えられる。
しかしながら，⻑期停⽌中において原⼦炉格納容器内の代表箇所の⽬視点検を実施したところ有意な腐⾷は認められなかったことから，原⼦炉格納容器内
が空気雰囲気となることによる腐⾷への影響は⼩さいものと考えられ，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。
したがって，当該経年劣化事象は，断続的運転を前提とした評価と同様，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。

参考-73⽂献番号： 腐⾷ 5

記載箇所：
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）腐⾷

説明：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ｐＨ１２〜１３程度の強アルカリ環境を形成していることが知られているが、以下⽂献にて引⽤されている鉄の電位-pH図に⽰す通り、当該環境において鉄表⾯に⽣成する酸化被膜は不動態化しているため、腐⾷速度としては極めて⼩さい環境にある。
⽂献名：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）
例えば、炭素鋼材の湿潤環境での腐⾷挙動は、表⾯に⽣成する酸化⽪膜（不動態⽪膜）の影響を受け、不動態⽪膜が安定となる環境条件（例えば図 3.2.1 (1)-1 [3]の領域 III）では腐⾷速度が低下し、⽪膜の保護作⽤が弱くなる（例えば図 3.2.1 (1)-1 [3]の領域 II）と、
材料表⾯全体で腐⾷が進⾏する。

参考⽂献[3] 腐⾷防⾷協会編、「腐⾷防⾷ハンドブック」、丸善（2000）、P7

参考-74⽂献番号：腐⾷ 6

記載箇所：
別表 2

説明：⼤気中の窒素が放射線分解することにより硝酸イオンが発⽣する。
国内プラントにおいては、⻑期停⽌期間中に原⼦炉圧⼒容器の乾燥保管を採⽤していない。
⽂献名：① 神⽥征夫「放射線分解によって⽣成される空気中の硝酸の測定」（JAEA、 2005）② H. Karasawa et al.、”Radiation Induced Decomposition of Nitrogen”、Radiation Physics
and Chemistry、vol.37、No.2、pp.193-197、1991.
⼤気中窒素の放射線分解による硝酸⽣成機構は以下のとおりである。
（⽂献①②）
・N2 → N2＋*, N2+, e- → N+, N → ２N (ガンマ線による放射線分解)
・N＋O2 → NO2 (酸化)・2NO2＋H2O → HNO2＋HNO3 (酸化)硝酸の⽣成量と、照射線量は、⽐例関係がある。（⽂献②）

参考-75⽂献番号：腐⾷ 7

記載箇所：
別表 2

説明：硝酸イオンによる腐⾷
原⼦炉圧⼒容器の内張りに使⽤しているステンレス鋼の腐⾷は、硝酸濃度が数⼗％オー
ダー(数⼗万 ppm)とならない限り無視でき、⽔質低下時の硝酸濃度（1.88ppm）であれば影響は無い。但し、乾燥保管中、僅かな溜まり⽔等で数⼗％程度の⾼濃度の硝酸環境が形成される可能性は否定できない。
（参考）炉⽔⽔質変化
pH

導電率

塩素イオン

硝酸イオン

（μS/cm）

（ppb）

（ppm）

RPV ⽔抜き前

5.8

0.82

<2

<0.002

RPV ⽔張り後

4.7

9.92

<2

1.88

なお、国内プラントにおいては、⻑期停⽌期間中に原⼦炉圧⼒容器の乾燥保管を採⽤していない。
⽂献名：「防⾷技術便覧」腐⾷防⾷協会編

参考-76

⽂献番号：腐⾷ 8

記載箇所：
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）腐⾷（全⾯腐⾷）基礎ボルト

説明：プラントの⾼経年化技術評価では，地震に対するボルトの健全性を確認する場合に，60 年間での屋外環境に塗装等の処置がない状態で晒されている炭素鋼製のボルトに想定される腐⾷量を 0.3mm として評価を⾏っている。
屋外環境に晒されているボルトの想定腐⾷量 0.3mm については，下記⽂献（左のグラフ）に⽰す普通鋼の暴露試験結果から，経過年数と腐⾷量に関する推定カーブ（右のグラフ）を作成し，屋外環境に塗装等の処置がない状態で晒されている炭素鋼に想定される腐⾷を 60 年間で 0.3mm と推定したもの。なお、この想定腐⾷量の保守性については、事業者にて実施した屋内外のボルト腐⾷量調査結果においても、ボルト腐⾷量が推定カーブの範囲内にあることを確認している。
停⽌期間中の格納容器については、格納容器内は空調運転等を実施していること、また、格納容器は建屋内に設置されていることから、ボルトが腐⾷する環境としては屋外に⽐べてマイルドであるが、原⼦炉圧⼒容器の基礎ボルトの腐⾷を保守的に想定するにあたって、本データを引⽤している。
⽂献名：①「防⾷技術便覧」腐⾷防⾷協会編（左のグラフ）②⼤畑仁史、鈴⽊健介、「原⼦⼒発電所機器設置⽤基礎ボルトの腐⾷量調査結
果」、腐⾷防⾷協会、材料と環境 2002 予稿集（右のグラフ）

参考-77

⽂献番号：

記載箇所：

中性化 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）

中性化（コンクリートの強度低下）

全コンクリート構造物
説明：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、鉄筋を腐⾷環境から保護する機能が低下し、コンクリートのひび割れがある場合には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（強度低下）は⻑
期停⽌期間中の状況においても進展する可能性がある。
ここでは、中性化の評価（別紙４−１）に⽤いた「鉄筋が腐⾷し始めるときの中性化
深さ」に関する知⾒を⽰す。
⽂献名：⽇本建築学会、「鉄筋コンクリート造建築物の耐久設計施⼯指針・同解説」、2016
年（2004 年制定）
中性化深さと鉄筋腐⾷との関係は，解説図5.2.2に⽰すように屋外では鉄筋位置まで中性化した時点で急速に腐⾷が始まる．屋内では鉄筋位置まで中性化しても腐⾷の進⾏に急激な変化は⾒られず，屋外で中性化深さが鉄筋に達した時と同程度の腐⾷状態となるのは，鉄筋表⾯から中性化領域までの距離δが約−20mmの時点である．したがって,鉄筋が腐⾷し始める時の中性化深さは次のように定めた．
（１） 常時⽔が作⽤するような湿潤環境，⾬がかり環境，および屋内の⽔まわり部分等
湿度の⾼い環境では，中性化深さが鉄筋のかぶり厚さまで達したとき（２） 屋外の⾬がかりでない部分および⼀般の屋内では中性化深さが鉄筋のかぶり厚さから20mm奥まで達したとき中性化深さがこの深さに達しても，ただちに鉄筋が躯体の耐久性に影響を及ぼすような腐⾷状態になるものではないが，中性化領域にある鉄筋の腐⾷速度を明確に把握できないことから，安全側に評価するための中性化深さをもって，腐⾷状態にあると判断することとする．

参考-785)嵩ら、「経年 RC 構造物におけるコンクリートの中性化と鉄筋の腐⾷」、第 6 回コンク
リート⼯学年次講演会論⽂集、1984（引⽤者注）
・解説図 5.2.2 の「平均さび評点」は，鉄筋のさびの状態を⽰す指標
・解説図 5.2.2 の「鉄筋表⾯から中性化領域までの距離」の定義は，右上の図のとおりである。＋側が中性化が鉄筋表⾯まで到達していない状態となる。

参考-79

⾮公開範囲
⽂献番号：

記載箇所：

中性化 2

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）

中性化（コンクリートの強度低下）

全コンクリート構造物
説明：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⻑期停⽌期間中の状況においても進展する可能性がある。
ここでは、中性化の評価（別紙４−１）に⽤いた評価式に関する知⾒を⽰す。
⽂献名：森永、「鉄筋の腐⾷速度に基づいた鉄筋コンクリート建築物の寿命予測に関する研究−東京⼤学学位論⽂」、1986 年（引⽤者注）
中性化進展について、塗装などのコンクリート表⾯仕上げの有無・種類、⼆酸化炭素濃度、温度および湿度などを因⼦とした式（森永式）が提案されている。

参考-80

⽂献番号：

記載箇所：

中性化 3

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）

中性化（コンクリートの強度低下）

全コンクリート構造物
説明：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⻑期停⽌期間中の状況においても進展する可能性がある。
ここでは、中性化の評価（別紙４−１）に⽤いた評価式に関する知⾒を⽰す。
⽂献名：⼟⽊学会、「コンクリート標準⽰⽅書［維持管理編］」、2001 年
⽂献：中性化２と同様に、中性化深さは、以下の式のように中性化期間の平⽅根に⽐例することが多くの研究により確かめられている。
ｙ＝ｂ・√ｔ
ここに、ｙ：中性化深さ（ｍｍ）
ｔ：中性化期間（年）ｂ：中性化速度係数（ｍｍ／√年）

参考-81⽂献番号：

記載箇所：

中性化 4

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）

中性化（コンクリートの強度低下）

全コンクリート構造物
説明：
⾼経年化技術評価では、劣化事象の要因となる劣化要因（中性化など）の評価を実施している。
ここでは、上記に関する知⾒を⽰す。
⽂献名：⽇本建築学会、「原⼦⼒施設における建築物の維持管理指針・同解説」、2015 年
本指針では、劣化事象の原因となる劣化要因による影響を予測することとし、特に原⼦⼒施設に求められる特有の機能と関連性が⾼い、構造安全性と遮蔽性に影響を及ぼす劣化要因について、解説図7-2に⽰すフローに従い健全性評価を実施する。

参考-82

⾮公開範囲
⽂献番号：

記載箇所：

塩分浸透 1ATENA 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） 塩分浸透（コンクリートの強度低下）
屋外部コンクリート

説明：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⻑期停⽌期間中の状況においても進展する可能性がある。
ここでは、塩分浸透の評価（別紙４−１）に⽤いた評価式に関する知⾒を⽰す。
⽂献名：森永、「鉄筋の腐⾷速度に基づいた鉄筋コンクリート建築物の寿命予測に関する研究−東京⼤学学位論⽂」、1986 年

参考-83

⾮公開範囲

参考-84

⾮公開範囲（引⽤者注）
式の考え⽅について、以下の通り補⾜する。
・標準条件下での腐⾷速度ｑ２（8.4式）を、換算倍率αにて換算することにより、評価対
象物の腐⾷速度を求めるもの。

参考-85

・換算倍率αは、標準の環境条件で得られた腐⾷速度を１とした場合の、環境条件が変わった場合（評価対象物の温度・湿度等の環境条件）の腐⾷速度の倍率を表すものであり、環境条件を⼊⼒条件としたｑ３（8.5式）を引⽤して(8.7)式のとおり算出する。
腐⾷速度に基づいた腐⾷減量と、かぶりコンクリートにひび割れが発⽣する時点の腐
⾷減量Ｑｃｒ(8.6式)を⽐較する。

参考-86

⽂献番号：

記載箇所：

塩分浸透 2ATENA 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） 塩分浸透（コンクリートの強度低下）
屋外部コンクリート

説明：
⾼経年化技術評価では、劣化事象の要因となる劣化要因（塩分浸透など）の評価を実施している。
ここでは、上記に関する知⾒を⽰す。
⽂献名：⽇本建築学会、「原⼦⼒施設における建築物の維持管理指針・同解説」、2015 年
本指針では、劣化事象の原因となる劣化要因による影響を予測することとし、特に原⼦⼒施設に求められる特有の機能と関連性が⾼い、構造安全性と遮蔽性に影響を及ぼす劣化要因について、解説図7-2に⽰すフローに従い健全性評価を実施する。

参考-87

⽂献番号：

記載箇所：

アルカリ⾻材反応 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） アルカリ⾻材反応（コンクリートの強度低下）

全コンクリート構造物

説明：コンクリート中の反応性シリカを含む⾻材（反応性⾻材）と、セメントなどに含まれるアルカリ（ナトリウムイオンやカリウムイオン）が、⽔の存在下で反応してアルカリ珪酸塩を⽣成し、この膨張作⽤によりコンクリートにひび割れが⽣じ、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（反応性⾻材を使⽤している場合、停⽌中も劣化が進展する可能性がある）。
ここでは、反応性⾻材でないこと等を確認した実績例を⽰す。
⽂献名： 各プラントＰＬＭ評価書
国内プラントでは、使⽤している⾻材（粗⾻材、細⾻材）について、反応性⾻材ではないことを確認している。
例）⾼浜発電所１号炉

劣化状況評価補⾜説明資料（抜粋）1985 年に実施したモルタルバー法の試験結果は以下のとおりである。
試験結果

判定基準
有害な反応を

区分

試験方法

骨材産地

材令6ヶ月の起こす可能性

膨張率のある材令6ヶ

（％）

月の膨張率

判定

（％）
粗骨材
細骨材

砕石
ASTM-C227（敦賀市葉原産）に準拠

川砂(舞鶴市由良川産)

参考-88

0.038

0.10以上無害

0.038

0.10以上無害

⽂献番号：

記載箇所：

機械振動 1ATENA 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） 機械振動（コンクリートの強度低下）
PWR:タービン架台等、BWR:タービン発電機架台等

説明：機械振動により、コンクリート構造物が⻑期間にわたって繰返し荷重を受けると、ひび割れの発⽣、ひいては損傷に⾄る可能性がある。
運転中に機械振動の影響を最も受ける構造物はタービン発電機基礎であるが、停⽌中は影響を受けない。停⽌中に機械振動の影響を受ける主なコンクリート構造物は⾮常⽤ディーゼル発電機基礎である。
ここでは、停⽌中の評価対象部位としている⾮常⽤ディーゼル発電機設備基礎が⽀持する⾮常⽤ディーゼル発電設備の出⼒、重量、運転時間及び振動測定結果が、タービン発
電機と⽐べて⾮常に⼩さいことの例を⽰す。
⽂献名：柏崎刈⽻原⼦⼒発電所 5 号炉⾼経年化技術評価（コンクリート及び鉄⾻構造物）
補⾜説明資料（令和 2 年 1 ⽉ 20 ⽇審査ヒアリング資料）

参考-89⽂献番号：

記載箇所：

機械振動 2ATENA 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） 機械振動（コンクリートの強度低下）
PWR:タービン架台等、BWR:タービン発電機架台等

説明：これまで30年程度運転しているタービン発電機架台には，機械振動（疲労）によるコンクリートの強度低下は確認されていない。
ここでは、国内プラントのタービン発電機架台では、機械振動によるコンクリートの強度低下が確認されていない実績例を⽰す。
⽂献名：各プラントＰＬＭ評価書例）東海第⼆発電所

コンクリート構造物及び鉄⾻構造物の技術評価書（運転を断続的に⾏うことを前提とした評価）［p32 抜粋］

参考-90⽂献番号：

記載箇所：

機械振動 3ATENA 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） 機械振動（コンクリートの強度低下）
PWR:タービン架台等、BWR:タービン発電機架台等

説明：繰返し載荷試験により，上限応⼒が⻑期許容引張⼒以下の場合には，疲労によるコ
ンクリートの強度低下が⽣じないとの研究成果が報告されている。
ここでは、下記⽂献の具体的な試験条件と試験結果を⽰す。
⽂ 献 名 ： Residual Static Strength of Concrete Cylinder Specimen and Stud Anchor
Specimen after Cycle Loadings, Journal of Advanced Concrete Technology, 2016
Table5 の試験体 No.2,5,6 が⻑期許容引張⼒相当の繰り返し荷重を載荷したケースであり、1,000 万回までの繰り返し載荷を実施している。
Fig.6 が試験結果であり、緑⾊のプロットが⻑期許容引張⼒相当の試験結果である。
繰返し載荷後の静的耐⼒試験結果が⻘⾊点線でつないでいる上のプロットであり、耐⼒低下は発⽣しておらず、計算上の最⼤耐⼒よりも少し⼤きな値が得られている。
（斜めの⿊実線及び⾚破線は既往の疲労強度式）

参考-91

⽂献番号：

記載箇所：

凍結融解 1ATENA 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） 凍結融解（コンクリートの強度低下）
地上部コンクリート

説明：コンクリート中の⽔分が凍結し，それが気温の上昇や⽇射を受けること等により融解する凍結融解を繰り返すことでコンクリートにひび割れが⽣じ，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。
（凍結融解を繰り返すような環境条件等の場
合、停⽌中も進展の可能性がある）。
ここでは、⽴地地点が凍結融解のおそれのあると判断される場合に，設計・施⼯段階において凍結融解への対策を施している実績例を⽰す。
⽂献名：泊発電所１号炉⾼経年化技術評価（コンクリート構造物及び鉄⾻構造物）補⾜
説明資料（平成31年2⽉20⽇審査会合資料）
３．２

⾼経年化対策上着⽬すべき経年劣化事象の抽出

３．２．１

⾼経年化対策上着⽬すべき経年劣化事象（中略）① ⾼経年化対策上着⽬すべき経年劣化事象ではない事象（⽇常劣化管理事象）
表７に⽰す経年劣化事象については、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ことから、⾼経年化対策上着⽬すべき経年劣化事象ではない事象と判断した。
（中略）
表７
構造物

⽇常劣化管理事象（「凍結融解」の記載抜粋）

経年劣化

劣化要因

理由

凍結融解

（社）⽇本建築学会「建築⼯事標準仕様書・同解説

事象
コンクリート

強度低下

JASS5 鉄筋コンクリート⼯事」（2009）に⽰される凍害危険度の分布図によると泊１号炉の周辺地域の凍害の予想程度は「軽微」である。
また，使⽤しているコンクリートについては，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。
なお、定期的（１回／年）に保守管理要則に基づく⽬視点検を⾏っており、凍結融解に起因すると判断されるひび割れ等は認められていない。

参考-92⽂献番号：摩耗 1

記載箇所：
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）摩耗（摺動部）

説明：原⼦炉圧⼒容器のスタビライザ等の摺動部の摩耗については，当該部は地震時のみ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い。
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。また，東海第⼆発電所のPLM 評価書においては，スタビライザ等の⽬視点検においても有意な摩耗は確認されていないことが評価されている。

以下⽂献は，東海第⼆発電所の PLM 評価書の例であるが、冷温停⽌状態が維持されることを前提とした評価のみを実施した他プラント（柏崎刈⽻ 1 号炉 5 号炉、 浜岡 3号炉）の PLM 評価書の中でも同様の評価がなされている。
⽂献名：東海第⼆発電所

劣化状況評価書（平成 29 年 11 ⽉（平成 30 年 10 ⽉⼀部変更））のうち、東海第⼆発電所
た評価］

「1

容器の技術評価書［運転を断続的に⾏うことを前提とし

原⼦炉圧⼒容器」

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（中略）
d. スタビライザブラケット及びスタビライザ摺動部の摩耗
機器の移動を許容するサポートの摺動部材は，摩耗が想定されるが，⽔平サポートであるスタビライザは，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。
したがって，スタビライザブラケット及びスタビライザ摺動部の摩耗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する。
（以下略）

参考-93

⽂献番号：摩耗 2

記載箇所：
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）摩耗（摺動部）

説明：原⼦炉格納容器のスタビライザ，シアラグの摺動部の摩耗については，当該部は地震時のみ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い。
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。
以下⽂献は柏崎刈⽻原⼦⼒発電所 5 号炉の例であるが、冷温停⽌状態が維持されることを前提とした評価のみを実施した他プラント（柏崎刈⽻ 1 号炉、 浜岡 3 号炉）の
PLM 評価書の中でも同様の評価がなされている。
⽂献名：柏崎刈⽻原⼦⼒発電所 5 号炉

⾼経年化技術評価書（2019 年 4 ⽉（2020 年１⽉

30 ⽇⼀部変更））のうち、柏崎刈⽻原⼦⼒発電所 5 号炉態が維持されることを前提とした評価］「3

容器の技術評価書［冷温停⽌状

原⼦炉格納容器」

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（中略）
a. スタビライザ，上部シアラグ及び下部シアラグの摩耗
スタビライザ，上部シアラグ及び下部シアラグは摺動部を有しているため摩耗が想定されるが，地震時のみ摺動するものであり，発⽣回数が⾮常に少ない。
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ことから，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する。
（以下略）

参考-94

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