資料２－２
2020 年 4 月27日

原子力エネルギー協議会「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

１．はじめに前回会合（令和 2 年 3 月 6 日）では，「プラント長期停止期間中における保全ガイドライン」（以下「ATENA ガイドライン」という。
）は，原子力発電所において実施している技術ベースである、長期停止期間中の保全活動で得た経験及び経年劣化事象に関する知見を反映したものである旨説明した。本資料では，ATENA ガイドラインの作成にあたり実際に参考としたイ
ンプット情報及び ATENA ガイドラインにおける技術ベースとして備えた添付資料や別添 A への反映方針について説明する。
２．インプット情報の分類
ATENA 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

ATENA 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】
ATENA 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。
1「原子力施設情報公開ライブラリー」のこと。

1

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・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
で発生※２
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。
）

2

※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。
ATENA 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。

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。

3

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。
ATENA 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
異物付着
１件※１
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）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
ATENA 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

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進展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厳しくなることが想定され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」

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。このような経年劣化事象については，ATENA ガイドラインの作成にあたっては，前提とする保管環境とあわせて想定要否の考え方を別途整理する。
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。ATENA ガイドラインの作成にあたっては，PLM 評価書の内容を元に，想定される使用環境とあわせて経年劣化事象の想定要否の考え方を整理する。
（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）6

５． ATENA 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，ATENA 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）

添付資料①
使用しない機器に関する
技術ベース

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

経年劣化がプラント
運転期間への影響を及ぼすか整理×
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

経年劣化事象に関
する知見
（４．⑤）

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※
○

経年劣化がプラント
運転期間への影響を及ぼすか整理×

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 ATENA ガイドとの関係（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。

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限りなく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限りなく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を追加した。
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。
（本頁以下余白）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

取替等による機能回復が困難
Yes

その他の経年劣化事象（例：腐食）が想定される機器※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⑥コンクリートの強度低下及び遮蔽
能力低下

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）

・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No

特別点検対象※２

Yes

No・炉内構造物・冷却材配管・ケーブル等

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※２：運転延長認可制度において、「取替困難な設備・機器、構造物等」を特別点検対象としている

・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

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，
「有」
「無①」
「無②」の
凡例で分類した。
表９
凡例
有
無①

無②

別添 A において整理した，プラント運転期間への影響の凡例
説明
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すもの
長期停止期間中の劣化の進展が僅かである、もしくは停止期間中の保全活動により機能維持・回復が可能であり、プラント運転期間に影響がないといえるもの
長期停止期間中に劣化が発生、進展しない、または当該設備に要求される機能に対する影響が極めて小さい劣化であるため、プラント運転期間に影響ないと言えるもの
以9上別表１：トラブル等情報（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 の前提とした機器・構造物の使用環境
別紙２：添付資料①および③において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 ATENA ガイドライン（添付資料①～③）の関係
別紙４：ATENA ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係

10

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
通番

報告書 情報区 発生日 ユニッ
件名
番号
分
時
ト名

事象発生時の状況/事象の概要

原因調査の概要

別表１
原因調査の概要（続き）

事象の原因

再発防止対策関連する経年劣化事
象※

３Ｂ脱気器の第５空気抜き管には外装 １．当該管への対応（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
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
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。
らの腐食が引き起こされ、さらに長期間 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月 湿潤環境となったことにより、それが進２．今後の取組み
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、曲がり部の外装 展し貫通に至ったと考えられる。
（１）点検・巡視時における意識向上のため、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、外装板及び保温材を取り
以下の教育を繰返し実施する。
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。
・僅かな変化でも、その先には機器の故障が潜んでいるとの認識を常に持つ。
ｂ．巡視点検・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、漏えい等の有での活発な報告、共有を行う。
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所見（２）点検、保守内容を見直す。
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、保は以下のとおり。
外配管の、計画的な点検計画を策定する。
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、当該管に係る異【当該管】（３）外装板等の経年変化から異常の兆候を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を【当該管以外の空気抜き管】実施する。
ｄ．起動時点検
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（４）必要な処置を判断する仕組みを構築する
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。
ため、異常を未然に防ぐ教育を行い、僅かなシートを用いて、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。発電機出力変化を気付き事項として認識できるようにし、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）空気抜き管の点検新たに設ける会議体で収集・集約を行うととも確認されなかった。
ａ．外面点検に、過去の慣例にとらわれることなく、様々な
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、その凹 ・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。貫通孔近傍の配管 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
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、腐食による明 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検【当該管以外の空気抜き管】
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。

経過年数（＊）

12794 2017九州M002

保全品 2018年 玄海発 玄海3号機 脱気器空気抜 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、
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
電所3 き管からの蒸気漏れ
質情報 03月
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。
号
30日を行っていたところ、3月30日19時頃に、２次系設備で19時頃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
した。
ａ．外装板
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。
管の点検及び調査を実施することとした。
【当該管】
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。
【当該管以外の空気抜き管】
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。

12494 2016四国M002

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

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る 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。
付着物が認められたため、液体浸透探傷検査を実施 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・したところ、８月３１日１５時頃、同配管の溶接部にひ 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。
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しり、配管内のほう酸水が溶接部のひび割れからにじ 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。

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、余熱 ト弁下流配管を新品に取り替えた。
除去冷却器をバイパスする系統での運 （２）本事象が発生した余熱除去系統におい転を長期間実施したことにより、当該配 て、プラント長期停止期間中特有の運転によ
管に大きな振動が発生したことによるも 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4年7ヶ月11578 2012東北M004

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・ 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。
排弁※２（以下「当該弁」という。）の一部が固着してい 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。
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。

・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。

1年5ヶ月

約7年3カ月＊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。）※：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。

11

(1/2)

12

2015年11月25日

2015年6月19日

不具合

不具合

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。

原子炉建屋サンプ
ポンプ軸受部の固着

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

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。

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。

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。

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。

※：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

2015年11月18日

不具合

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。

不具合未満 2013年8月28日

2020年3月13日

不具合

事象の原因

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。

事象発生時の状況/事象の概要

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2016年7月1日

不具合

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

ATENA 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

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

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

16別紙２
添付資料①および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限りなく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，放射線照射及び機械振動を要因と
するもの）
以

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およ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。

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。

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およ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。

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およ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。

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。

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およ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）
（※３）

（※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，留意が必要。
（※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，留意が必要。

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
およ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

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およ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
機械振動

PWR：タービン架台等（※１）

BWR：タービン発電機架台等 （※２）（※３）
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。
（※３）：停止期間中に機械振動を受ける主な構造物として，非常用ディーゼル発電機基礎があるが，機器の出力や稼働時間等から，その影響は極めて小さい。
以上

25

参考
添付資料①における想定要否の変更箇所
前回会合（令和 2 年 3 月 6 日）で提示した添付資料①の内容のうち，以下に挙げる経年劣化事象については，より一般論として想定要否を記載するために，添付資料①の想定要否を
想定不要（×）から想定要（○）に変更する。
●応力腐食割れの一部（変更理由）
発電所の保管実績に基づき，水質管理等が適切に行われていることを前提とし，応力腐食
割れは想定不要としていたが，一般論として想定要否を記載するために，適切な運用を前提とせず，想定要に変更する。
●応力緩和（変更理由）
発電所で使用されるばねは弾性範囲内での使用が通常であり，長期停止期間中は低温となることから，応力緩和の懸念が小さいため想定不要としていたが，長期停止期間中に荷重が付与された状態で，かつ比較的高温の環境下におかれた状態で保管される可能性が否定できないため，一般論として想定要否を記載するに当たって，想定要に変更する。
●絶縁特性低下（部分放電）（変更理由）
部分放電は，固体絶縁の表面に汚損等が存在する場合に，高電圧が印加されると発生するものであるため，機器を使用しない場合には想定されないが，部分放電の起因となる汚損（ごみ，埃等の付着）は長期停止期間中に生じる可能性があることから，想定要に変更する。
●絶縁特性低下（放射線劣化）（変更理由）
重要な機器である事故時耐環境性を有する電気・計装品が設置されている原子炉格納容器内の環境を対象とし，長期停止期間中に有意な放射線照射の影響を受ける環境にないため想定不要としていたが，例えば廃棄物関連設備に高放射線環境下にさらされる電気・計装品がある場合は，長期停止期間中であっても劣化の進展が否定できないため，一般論として想定要否を記載するために，想定要に変更する。
以上

26

別紙３
現場経験等に関する情報と ATENA 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

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

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）

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

27

28
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

29

冷却材入口管台等

応力腐食割れ上部胴フランジ

無①

無②

無①

無②

無②

影響
有無

受性は低減できる＊３。
なお，通常保全復帰後も，日常保全としレポート
SCC1,SCC2

在、原子炉圧力容器
内に一次冷却材を保水準に維持されていることを適宜確認する）

低く，一次冷却材を保有した状態では応力腐食割れの発いる。

が開放されていれば，長期停止期間中のピ実施する

シート面であることから，劣確保は可能。

。また，上蓋閉止前の点検を通じて機能

３

するとともに進展を抑制することは可能＊

ジ面の劣化（発錆）は，長期停止中に養生

なお，ステンレス鋼クラッドのないフラン

長期停止期間中の保管状態について，上蓋合には，フランジ面の点検を場合は狭隘部にならないが，ッティングは想定不要。

評価書）。

また，通常保全に復帰する場

上蓋を開放して保管している保管管理が必要りピッティングの発生が想定される（PLM

管する

想定される

化（発錆）の発生を抑制する

ランジのシール部が狭隘部であることによ

フランジ面に養生を施して保隘部においてピッティングが上蓋が閉止している場合，上蓋と上部胴フステンレス鋼クラッドのない

上蓋を閉止している場合は狭PLM 評価書き裂の発生を防止している
添付資料①

圧力容器は，制作時の溶接入熱を管理して溶接入熱を管理することで，参照【技術ベース 2】のとおり，国内の原子炉

応力腐食割れ-5)プラ

２）

－

る。

響技術レポート［(2)うことは必要（※１）（※

国内プラントでは，製作時にことで，継続的に機能確保することができ（※２）：経年劣化影

さいが，水質管理を適切に行

ント長期停止の影響]て，ISI プログラムに従い検査を実施する有した状態での保管

生，進展の可能性は極めて小PLM 評価書

保有水環境下で水質管理を行えば，SCC 感

トにおいては，現（塩素イオン濃度等が適正な却材）の温度は 100℃未満と添付資料①【技術ベース２】のとおり，100℃未満の添付資料①の要否「×」事象

添付資料①の要否「×」事象

補足説明事項

経年劣化影響技術－－

技術ベース２＊2

PLM 評価書

添付資料①

添付資料①

添付資料①

技術ベース１（※１）：国内プラン

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

別紙４

停止期間中の保有水（一次冷受けない

停止期間中は放射線の影響を

度変動がない

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

ピッティング

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

経年劣化事象長期停止期間中の経年劣化影響

ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

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

30

基礎ボルト

主蒸気ノズル等

無①

無①

無②

無①

無②

無②

影響
有無

のとおり，停止中には 100 ℃を超える環境とはならないため，粒界型応力腐食割れの発生・進展の可能性は極めて小さいと判

経年劣化影響技術
レポート
SSC1,SSC2トにおいては，現在、原子炉圧力容器
内に原子炉冷却材をな水準に維持されていることを適宜確認する）と低く，原子炉冷却材を保有した状態では応力腐食割れのいる。

き裂の発生を防止している

停止の影響]参照

を適宜確認する）とから，FAC 及び全面腐食がなお，通常保全復帰後も日常保全として，

腐食 1

腐食は発生していないが，結ISI プログラムに従い検査を実施することができる＊３。
レポート

露等の防止のため，空調運転理を実施することで腐食の防止を図ること
経年劣化影響技術

転を継続して行う。

しており，停止期間中の目視【技術ベース２】のとおり，適切な環境管る。

ことで，継続的に機能確保することができて，ISI プログラムに従い検査を実施する

点検の結果においても有意な結露等の防止のため，空調運

能性は極めて小さいと判断している。

必要。

停止期間中は空調運転を継続あることから，全面腐食の発生・進展の可

水質管理を適切に行うことはなお，通常保全復帰後も，日常保全としは運転時と状態が異なり内部流体が低温で発生する可能性は小さいが，PLM 評価書

腐食（全面腐食）は，適切な水質管理に加レポート

腐食-3]プラント長期な水準に維持されていること

高速で流れる環境ではないこ

添付資料①

事象
経年劣化影響技術

響技術レポート[(1)（塩化物イオン濃度等が適正

が 100℃未満と低く，蒸気がえ，【技術ベース２】のとおり，停止中に腐食（FAC）は，添付資料①の要否「×」PLM 評価書（※１）：経年劣化影

停止期間中は内部流体の温度水質管理を適切に行う

添付資料①

圧力容器は，制作時の溶接入熱を管理して溶接入熱を管理することで，参照【技術ベース 2】のとおり，国内の原子炉る。

応力腐食割れ-5]プラ

PLM 評価書ことで，継続的に機能確保することができ

響技術レポート[(2)２）－て，ISI プログラムに従い検査を実施する（※２）：経年劣化影行うことは必要（※１）（※

国内プラントでは，製作時になお，通常保全復帰後も，日常保全とし

管小さいが，水質管理を適切にント長期停止の影響]断している＊３。

保有した状態での保発生，進展の可能性は極めて

添付資料①

適切な水質管理に加え，【技術ベース２】

PLM 評価書（※１）：国内プラン

添付資料①の要否「×」事象

添付資料①の要否「×」事象

補足説明事項（塩化物イオン濃度等が適正－－

技術ベース２＊2

水質管理を適切に行う

添付資料①

添付資料①

添付資料①

技術ベース１冷却材）の温度は 100℃未満

－

－

備考

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

停止期間中は大きな圧力・温説明

長期停止期間中の保全ポイント

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

腐食（全面腐食）

腐食）

腐食（FAC 及び全面

裂

胴部等

計装ノズル等

応力腐食割れクラッド下層部のき胴部（炉心領域部）

セーフエンド等ノズル，

想定される部位

中性子照射脆化

低サイクル疲労

経年劣化事象長期停止期間中の経年劣化影響

ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

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

31に少ないことから，長期停止中に摩耗が発生する可能性は極めて小さい。

のみ摺動するものであり，発生回数が非常

添付資料①の要否「×」事象

で，継続的に機能確保することができる。

補足説明事項小さい。

PLM 評価書

技術ベース２＊2

耗が発生する可能性は極めて

添付資料①

技術ベース１

スタビライザ－

備考

なお，【技術ベース２】のとおり，地震時

当該部は地震時のみ摺動するを継続して行うことは必要。

長期停止期間中の保全ポイントものであり，長期停止中に摩無②

説明

長期停止期間中の経年劣化影響

影響
有無

ット，

スタビライザブラケ

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

摩耗（摺動部）

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

32

（スタッド含む）

コンクリート埋設部

無②

無①

無②

影響
有無

復帰後も，原子炉格納容器漏洩率試験を実いるため，腐食速度としては極めて小さい。
更に，通常保全復帰後も，原子炉格納容器

動態化しているため，腐食速度としては極めて小さい能を確保することができる。

漏洩率試験を実施することで，継続的に機境を形成しており，鉄表面は不動態化して【技術ベース２】のとおり，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

PLM 評価書を形成しており，鉄表面は不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－とができる＊３。

ることで，停止期間中の腐食の発生を防止できる

施することで，継続的に機能を確保するこおり，塗膜の健全性を維持す

添付資料①

止を図ることができるが，更に，通常保全

レポート

再塗装を実施する

大気接触部）に塗装を施して鋼板の内面および外面（PCCV

塗膜の健全性を確保することで，腐食の防添付資料①の要否「×」事象

補足説明事項

経年劣化影響技術－

技術ベース２＊2

PLM 評価書

添付資料①

添付資料①

技術ベース１

により確認し，必要に応じて適宜塗膜の健全性を目視点検－

備考の場合はライナープレートのい

きな圧力・温度変動を受けな

運転中，停止期間中ともに大説明

長期停止期間中の保全ポイント

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

腐食

トップドーム部，

腐食

円筒部

トップドーム部等想定される部位

疲労割れ

経年劣化事象長期停止期間中の経年劣化影響

ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

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

33

スタビライザ等

ベント管ベローズーシールベローズ，

ダイヤフラムフロア

無②

み摺動するものであり，発生回数が非常に少ないことから，長期停止中に摩耗が発生する可能性は極めて小さい。

さい。

添付資料①の要否「×」事象。

が発生する可能性は極めて小PLM 評価書

添付資料①の要否「×」事象に少なく，長期停止中に摩耗

添付資料①

－

なお，
【技術ベース２】のとおり，地震時の

－

添付資料①

ものであり，発生回数が非常

当該部は地震時のみ摺動する度変動がない

停止期間中は大きな圧力・温度としては極めて小さい。

動態化しているため，腐食速
－

ができる。

レポート

を形成しており，鉄表面は不部）

無②

理を実施することで腐食の防止を図ること

添付資料①【技術ベース２】のとおり，適切な環境管－
経年劣化影響技術

コンクリート内の水酸化カル

PLM 評価書

無②

シウムにより強アルカリ環境

基礎ボルト（コンクリート埋設とができる。＊３

施することで，継続的に機能を確保するこ

通常保全復帰後も，定期的な目視点検を実

再塗装を実施する。

中の腐食の発生を防止できるを維持することで，停止期間

ドライウェル，サプ（円筒部等）等【技術ベース２】のとおり，防食塗装を施

補足説明事項すことで腐食の発生を防止するとともに，PLM 評価書

技術ベース２＊2

により確認し，必要に応じて

添付資料①

技術ベース１

適宜塗膜の健全性を目視点検

備考

鋼板の内面および外面に塗装

無①

長期停止期間中の保全ポイントを施しており，塗膜の健全性

説明

影響
有無

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

摩耗

疲労割れ

腐食

腐食

経年劣化事象長期停止期間中の経年劣化影響

ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

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

34

における評価対象部位は、照射の影響を受ける内部コンクリートの一次遮蔽壁

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

放射線の影響を受けない。

裂反応が起こらないことから、燃料からの(BWR)であるが、停止中においては、核分(PWR)、原子炉ペデスタル、一次遮へい壁

累積照射量に対する評価であり、PLM 評価

一次遮へい壁－BWR:原子炉ペデスタル，※１下）

停止期間中は放射線の影響を(１次遮蔽壁)（コンクリートの強度低受けない。

PWR:内部コンクリート

放射線照射

添付資料③

ることはない。

じた補修等）を継続すること－受けないことから、運転時よりも高温にな

無②

止中においては、運転時のような熱影響をの定期的な点検及び必要に応が有効と考えられる。

デスタル、一次遮蔽壁(BWR)であるが、停様の保全活動（目視点検など

添付資料③の要否「×」事象

ンクリートの一次遮蔽壁(PWR)、原子炉ペ－化であるものの，運転中と同受けない。

おける評価対象部位は、高温となる内部コ

添付資料③

補足説明事項

対する影響が極めて小さい劣※１：長期停止期間中に劣化

技術ベース２＊2

当該設備に要求される機能に－技術ベース１

一次遮へい壁

停止期間中は高い熱の影響を

備考

BWR:原子炉ペデスタル，

下）

無②

説明

長期停止期間中の保全ポイント

最高温度に対する評価であり、PLM 評価に(１次遮蔽壁)影響有無根拠とする技術ベースが発生，進展しない，またはPWR:内部コンクリート（コンクリートの強度低想定される部位

熱

経年劣化事象長期停止期間中の経年劣化影響

ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

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）

35

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。
中性化の進行傾向及び余裕を確認するため、高経年化技術評価実施プラントを対象（ガイドライン
別添 A の A-29 参
照）
中性化 1
中性化 2
中性化 3
中性化 4

する）

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

築物の維持管理指針・同解説」、2015 年

4) 日本建築学会、「原子力施設における建［維持管理編］」、2001 年

3) 土木学会、「コンクリート標準示方書

研究－東京大学学位論文」、1986 年

コンクリート建築物の寿命予測に関する

2) 森永、「鉄筋の腐食速度に基づいた鉄筋

年（2004 年制定）

築物の耐久設計施工指針・同解説」、2016

1) 日本建築学会、「鉄筋コンクリート造建【参考文献】

することが有効とした。

的な点検及び必要に応じた補修等を継続

は、運転中と同じく、目視点検などの定期あることを考慮し、保全ポイントとして

このように、経年劣化に至るまでの余裕がA-29 参照）ないことを確認。（ガイドライン別添 A のも、鉄筋が腐食し始める深さにまで到達し停止期間 20 年を仮定して加えたとして

結果、プラント運転期間（最大 60 年）に中性化深さについて外挿評価を実施したに、【技術ベース２】の環境条件等を元に、ため、停止中においても、運転中と同じ部

度、温度、相対湿度など）の影響を受ける

術レポート

転中と同様の保全活動を継続

中性化の進展は環境条件（二酸化炭素濃

補足説明事項わるものではない。

経年劣化影響技

PLM 評価書

技術ベース２＊2

下）

添付資料③

技術ベース１

及び必要に応じた補修等（運備考

目視点検などの定期的な点検

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

無①

説明

長期停止期間中の経年劣化影響

影響
有無

はあるが，運転中と傾向が変

全コンクリート構造物

想定される部位根拠とする技術ベース（コンクリートの強度低

中性化

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

36

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
ものではなく、運転中よりも塩分浸透によ（ガイドライン
別添 A の A-32
参照）
塩分浸透 1
塩分浸透 2する）＊1：別添 A の表で示す凡例や注釈の説明は割愛する。
＊2：文献名の凡例及び該当する知見は，後段の「文献リスト」で示す。
＊3：発電所で実際に行われている保全活動及び当該保全活動の結果確認されている部位の健全性も参考の上，保全ポイントを定めている。保全活動の実績は，後段の「長期停止期間中の点検結果」参照。

築物の維持管理指針・同解説」、2015 年

2) 日本建築学会、「原子力施設における建研究－東京大学学位論文」、1986 年

コンクリート建築物の寿命予測に関する

1) 森永、「鉄筋の腐食速度に基づいた鉄筋【参考文献】

することが有効とした。

的な点検及び必要に応じた補修等を継続

は、運転中と同じく、目視点検などの定期あることを考慮し、保全ポイントとして

このように、経年劣化に至るまでの余裕が確認。（ガイドライン別添 A の A-32 参照）

点での腐食減量にまで到達しないことをも、コンクリートにひび割れが発生する時

停止期間 20 年を仮定して加えたとして

結果、プラント運転期間（最大 60 年）にに、鉄筋の腐食減量について外挿評価した

象に、【技術ベース２】の環境条件等を元ため、高経年化技術評価実施プラントを対塩分浸透の進行傾向及び余裕を確認する

る鉄筋腐食が促進される状況ではない。

ど）の影響を受けるため、停止中において件（塩化物イオン濃度、温度、相対湿度な術レポート

転中と同様の保全活動を継続

塩分浸透による鉄筋腐食の進展は環境条

補足説明事項わるものではない。

経年劣化影響技

PLM 評価書

技術ベース２＊2

下）

添付資料③

技術ベース１

及び必要に応じた補修等（運備考

目視点検などの定期的な点検

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

無①

説明

長期停止期間中の経年劣化影響

影響
有無

はあるが，運転中と傾向が変屋外部コンクリート想定される部位根拠とする技術ベース（コンクリートの強度低

塩分浸透

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

37

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低下の可能性については，通常の目視点検や部材変形などのモニタリングにより兆候を捉えることが可能である。

はあるが，運転中と傾向が変わるものではない。

ただし，廃止措置プラントを除く比較的新しいプラントに添付資料③振動(出力)が大きく、稼働時間が長いター
ビン架台(PWR)、タービン発電機架台(BWR)
であるが、停止中は、タービン、発電機ともに稼働しないため、停止中に上記部位で運転中のような機械振動を受けない。
一方で、停止中に機械振動を受ける主な部
位として非常用ディーゼル発電機基礎があるが、運転中と同じく、出力や稼働時間

一方で，停止期間中に機械振動を受ける主な部位として，

非常用ディーゼル発電機基礎があるが，機器の出力や稼働時間等から，その影響は極めて小さく，プラント運転期間に影響を及ぼすような劣化の発生，進展はない。

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

月 20 日審査ヒアリング資料）

鉄骨構造物） 補足説明資料（令和 2 年 1号炉高経年化技術評価（コンクリート及び

1) 東京電力 HD、柏崎刈羽原子力発電所５【参考文献】

を踏まえると、その影響は極めて小さい。

PLM 評価における評価対象部位は、機器のにその影響を受けない。

台等

機械振動による疲労に対する評価であり、下）

添付資料③の要否「×」事象
機械振動 1

BWR:タービン発電機架

PLM 評価書を受ける部位は，停止期間中

PWR:タービン架台等（コンクリートの強度低

運転中に最も機械振動の影響

響はない。

※１

1) 各プラント PLM 評価書

より，反応性骨材ではないこ－【参考文献】

どによる骨材の反応性試験にと等を確認しているため，影

状況ではない。

おいては，モルタルバー法な

機械振動

無②

添付資料③

応によるコンクリートの強度－停止期間中も進展する可能性（反応性骨材を使用していな

アルカリ骨材反応の進展は、使用材料およ

無②
応1

全コンクリート構造物

膨張性骨材のアルカリ骨材反アルカリ骨材反応

合）

補足説明事項下）

技術ベース２＊2
添付資料③の要否「×」事象

技術ベース１アルカリ骨材反※１

備考
PLM 評価書

長期停止期間中の保全ポイント※２：新たな知見である遅延説明

長期停止期間中の経年劣化影響

影響
有無

いことを確認していない場想定される部位根拠とする技術ベース（コンクリートの強度低

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

38

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

とはない。

ないことから、運転時よりも高温になるこにおいては、運転時のような熱影響を受け

壁、一次遮へい壁(BWR)であるが、停止中

ートの一次遮蔽壁(PWR)、ガンマ線遮へい

おける評価対象部位は、遮蔽能力が要求さ

一次遮へい壁

最高温度に対する評価であり、PLM 評価に

BWR:ガンマ線遮へい壁，

－

力低下）

添付資料③

(１次遮蔽壁)受けない。

審査会合資料）造物）補足説明資料（平成 31 年 2 月 20 日

技術評価（コンクリート構造物及び鉄骨構（コンクリートの遮蔽能※１【参考文献】

い。

－

れる状況ではない。

を施しているため，影響はな

停止期間中は高い熱の影響をりも凍結融解による劣化の進展が促進さ

無②

環境条件が変わるものではなく、運転中よ

空気量を満足するなどの対策

PWR:内部コンクリート

クリートであり、停止中は運転中と比べて抗性を確保するために有効な熱

ただし、評価対象部位は屋外の地上部コンいて凍結融解作用に対する抵

1) 北海道電力、泊発電所１号炉高経年化る。

ただし，設計・施工段階にお凍結融解による劣化の進展は、環境条件

添付資料③の要否「×」事象わるものではない。

凍結融解 1

PLM 評価書

補足説明事項同じ部位の経年劣化を想定する必要があ

添付資料③

技術ベース２＊2(温度など)の影響を受けるため、運転中と※１

技術ベース１

はあるが，運転中と傾向が変－

備考

停止期間中も進展する可能性（立地地点が凍結融解のおそ

長期停止期間中の保全ポイント下）

無②

説明

長期停止期間中の経年劣化影響

影響
有無

れのあると判断される場合）

地上部コンクリート想定される部位根拠とする技術ベース（コンクリートの強度低

凍結融解

経年劣化事象ATENA ガイドライン（別添 A）＊1

文献リスト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)

腐食 1「防食技術便覧」腐食防食協会編

腐食 2①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 3「防食技術便覧」腐食防食協会編

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）

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）39⽂献番号：SCC1

資料 1-2 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）

応⼒腐割れ

技術的根拠：100℃以下では SCC が発⽣しない。
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。

40

41

⽂献番号：腐⾷ 1

資料 1-2 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） 腐⾷（全⾯腐⾷） 主蒸気ノズル等

説明：炭素鋼の減⾁率と温度の関係

⽂献名：「防⾷技術便覧」腐⾷防⾷協会編

炭素鋼の腐⾷は、⾼温状態、また停⽌期間中の⽐較的低い温度では、腐⾷速度が⽐較的⼩さいと⾔える。

42

43

44

⽂献番号：

資料 1-2 記載箇所：

コンクリート強度低下

ATENA ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係（コ中性化 1

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。
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）
（記載要旨）
・鉄筋が腐⾷し始める時の中性化深さは、⼀般に屋外の⾬掛かりの部分では鉄筋のかぶり厚さまで達したとき、屋内の部分では鉄筋のかぶり厚さから２㎝奥まで達したときとされている。
・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、安全側に評価するために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。

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

45

46

⽂献番号：

資料 1-2 記載箇所：

コンクリート強度低下

ATENA ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係（コ中性化 3

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。
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
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：中性加速度係数（ｍｍ／√年）

47

⽂献番号：

資料 1-2 記載箇所：

コンクリート強度低下

ATENA ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係（コ中性化 4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。
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。

48

49

50

⽂献番号：

資料 1-2 記載箇所：

コンクリート強度低下

ATENA ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係（コ

塩分浸透 2

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。
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。

51

⽂献番号：

資料 1-2 記載箇所：

コンクリート強度低下

ATENA ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係（コ

アルカリ⾻材反応 1

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（反応性シリカを含む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）。
⽂献名： 各プラントＰＬＭ評価書
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)

52

0.038

0.10以上無害

0.038

0.10以上無害

⽂献番号：

資料 1-2 記載箇所：

コンクリート強度低下

ATENA ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係（コ

機械振動 1

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。
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）
⾮常⽤ディーゼル発電機基礎は、⾮常⽤ディーゼル発電設備の出⼒や運転時間等から、機械振動の影響は極めて⼩さい。

53

⽂献番号：

資料 1-2 記載箇所：

コンクリート強度低下

ATENA ガイドライン（別添 A）と技術ベースとの関係（コ

凍結融解 1

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）。
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。

54

長期停止期間中の点検結果

機器・構造物
原子炉圧力容器

点検内容
保有水の水質管理①

上部胴フランジの点検（PWR）②

基礎ボルトの点検（BWR）③

原子炉格納容器

塗膜の点検④⑤

コンクリート構造物

目視点検

⑥

55

56

主な管理項目及び水質管理基準の例(PWR)
・導電率（25℃) 1～40μS/cm
・pH 4～11
・塩素イオン 150ppb以下

保有水（原子炉冷却材）の水質管理
定期的に水質を確認

至近の点検結果

応力腐食割 計装ノズル等 定期的に水質を確認
れ
主な管理項目及び水質管理基準の例(BWR)・導電率(25℃) 10μS/cm以下
・pH 5.3～8.6
腐食（FAC及 主蒸気ノズル ・塩素イオン 500ppb以下
び全面腐食） 等

冷却材入口
管台等

原子炉 応力腐食割
圧力容 れ
器
（PWR）

原子炉
圧力容
器
（BWR）

想定される
部位

経年劣化
事象

機器・
構造物

①長期停止期間中の点検結果（原子炉圧力容器（保有水の水質管理））

水質管理を適切に行う（塩化物イオン濃度等が適正な水準に維持されていることを適宜確認する）

水質管理を適切に行う（塩素イオン濃度等が適正な水準に維持されていることを適宜確認する）

ガイドラインに定める長期停止期間中の保全ポイント

57

上部胴フランジ

原子炉 ピッティング
圧力容
器
（PWR）

【説明】
ガイドラインに定める
原子炉キャビティ内他作業とあ特別点検（参考）
漏えい検査（参考）
長期停止期間中のプラント わせて適宜点検実施。また、起保全ポイント
動前（上蓋閉止時）にも点検実
施
経過年数
経過年数
経過年数
実施年月
開始年月
実施年月
（*2）
（*2）
（*2）
2017年11月
ステンレス鋼クラッドがＰＡ
約6年7ヶ月－－－－2018年2月
ないフランジ面に養生
ＰＢ
約6年6ヶ月－－－－2013年11月を施して保管するＰＣ
約1年6ヶ月－－－－2015年10月
また，通常保全に復帰
約4年5ヶ月2015年6月 約4年1ヶ月－－
ＰＤする場合には，フランジ
2019年10月 (*3) 約8年5カ月
2016年5月
面の点検を実施する
約5年4ヶ月－ＰＥ
2014年12月 約3年11ヶ月－
2020年2月 (*3) 約9年1ヶ月
2016年4月
約4年5ヶ月－－ＰＦ
2015年2月 約3年3ヶ月
2019年12月 (*3) 約8年1ヶ月
2016年1月
ＰＧ
約3年11ヶ月－－
2016年1月 約3年11ヶ月
2016年2月
ＰＨ
約4年7ヶ月－－2016年2月 約4年7ヶ月
2018年2月
ＰＩ
約4年5ヶ月－－2018年3月 約4年6カ月
2018年4月
ＰＪ
約4年7か月－－2018年5月 約4年8カ月
2016年7月
ＰＫ
約5年2ヵ月－－2016年8月 約5年3カ月
2018年2月
ＰＬ
約7年2ヵ月－－2018年3月 約7年2ヵ月
2018年4月
ＰＭ
約6年4ヵ月－－2018年5月 約6年5ヵ月
2015年7月
ＰＮ
約4年1ヵ月－－2015年7月 約4年1ヵ月
2015年9月
ＰＯ
約4年－－
2015年9月
約4年
2019年11月
ＰＰ
約8年6ヶ月－－－－

上部胴フランジの点検

至近の点検実績（*1）*1 長期停止期間中の実績のみ*2 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。）*3 速報記録

想定される
部位

経年劣化
事象

機器・
構造物

②長期停止期間中の点検結果（PWR原子炉圧力容器）

58

経年劣化事
象

想定される
部位

実施年月

－
超音波探傷検査

ＢＱ－
約2年11ヶ月2014年2月
(*3)

経過年数
（*2）
約4年10ヶ月
約1年4ヶ月
約1年5ヶ月
約1年
約1年2ヶ月
約2年1ヶ月
約3年8ヶ月
約3年2ヵ月
約5年1ヶ月
約2年4ヶ月
約1年4ヶ月約2年－

目視点検
2015年12月
目視点検
2012年3月
超音波探傷検査 2012年4月
目視点検
2012年3月
超音波探傷検査 2012年5月
目視点検
2009年9月
目視点検
2011年3月
目視点検
2010年9月
目視点検
2012年8月
目視点検
2009年9月
目視点検
2008年11月
目視点検
2009年8月

ＢＫ～ＢＰ

ＢＤ
ＢＥ
ＢＦ
ＢＧ
ＢＨ
ＢＩ
ＢＪ

ＢＣ

ＢＢ

ＢＡ

方法

【説明】
プラント 供用期間中検査計画又は地震後の自主点検に従い実施

基礎ボルトの点検

－

－
－
－
－
－
－
－

－

－

経過年数
（*2）
－

2014年2月 約2年11ヶ月

－

－
－
－
－
－
－
－

－

－

－

開始年月

特別点検（参考）

至近の点検実績(*1)*1 長期停止期間中の実績のみ*2 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。）*3 特別点検

原子炉 腐食（全面腐 基礎ボルト
圧力容 食）
器
（BWR）

機器・
構造物

③長期停止期間中の点検結果（BWR原子炉圧力容器）

－

－

－
－
－
－
－
－
－

-

-

-

実施年月

ガイドラインに定める長期停止期間中の保全ポイント

－

－

－
－
－
－
－
－
－

経過年数
（*2）
空調運転等で格納容器内の環境を維持するとともに，必要に応じて目視点検により健全性を確認する。

漏えい検査（参考）

59

経年劣化
事象

トップドーム部，
円筒部

想定される
部位

ＰＡ
ＰＢ
ＰＣ
PD
PE
PF
ＰＧ
ＰＨ
ＰＩ
ＰＪ
ＰＫ
ＰＬ
ＰＭ
ＰＮ
ＰＯ
ＰＰ

2020年3月
2020年3月
2020年3月
2015年5月(*3)
2014年12月(*3)
2014年12月(*3)
2016年1月
2018年8月(*4)
2018年2月
2018年4月
2013年6月
2014年6月
2016年9月
2015年6月
2013年7月
2017年1月

実施年月
約8年11ヶ月
約8年7ヶ月約7年10ヶ月
約4年
約3年11ヶ月
約3年
約3年11ヶ月
約5年10ヶ月(*4)
約4年5ヶ月
約4年7ヶ月
約2年1ヶ月
約3年6ヵ月
約4年9ヵ月
約4年1ヵ月約1年10ヵ月
約5年8ヶ月経過年数（*2）【説明】
点検計画に基づき実施。
プラント また、定期的な巡視点検の中で随時健全性を
確認。

塗膜の点検

至近の点検実績(*1)*1 長期停止期間中の実績（一部、再稼働後に１サイクル運転した後の記録を含む）*2 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。）*3 特別点検*4 再稼働後に1サイクル運転した後の点検記録。経過年数は長期停止期間。

原子炉 腐食
格納容
器
（PWR）

機器・
構造物

④長期停止期間中の点検結果（PWR原子炉格納容器）

－
－
－
－
－
－
2016年1月
2018年8月(*4)
2018年2月
2018年4月
2016年7月
2018年3月
2018年6月
2015年8月
2015年10月－

実施年月

ガイドラインに定める長期停止期間中の保全ポイント－
適宜塗膜の健全性を目視点検により確認し，－
必要に応じて再塗装を
－
実施する
－
－
－
約3年11ヶ月
約5年10ヶ月(*4)
約4年5ヶ月
約4年7ヶ月
約5年2ヶ月
約7年3ヵ月
約6年5ヵ月
約4年3ヵ月
約4年1ヵ月－経過年数（*2）

全体漏えい率検査（設計圧）（参考）

60

経年劣化
事象

ドライウェル，サプレッション
チェンバ（円筒部
等）等

想定される
部位

ＢＡ
ＢＢ
ＢＣ
ＢＤ
ＢＥ
ＢＦ
ＢＧ
ＢＨ
ＢＩ
ＢＪ
ＢＫ
ＢＬ
ＢＭ
ＢＮ
ＢＯ
ＢＰ
ＢＱ
－
－

－

－
2011年12月
2011年7月
2014年7月
2014年9月～2017年10月(*3)

2019年7月
2011年2月
2014年5月

2011年4月
2010年6月
2010年5月

2017年5月
2015年11月
2015年10月

実施年月

漏えい検査（参考）

約6年3ヶ月
約5年0ヶ月
約4年7ヶ月－
約3年9ヶ月
約2年11ヶ月
約2年10ヶ月－－
約7年11ヶ月
約9年2ヶ月
約5年11ヶ月－
約9ヶ月
約4ヶ月
約2年6ヶ月
約3年6ヶ月

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経過年数（*2） 実施年月 経過年数（*2）*1 長期停止期間中の実績のみ*2 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。）*3 特別点検

原子炉 腐食
格納容
器
（BWR）

機器・
構造物

塗膜の点検

至近の点検実績(*1)
【説明】
点検計画や供用期間中検査計画に基づき実プラント 施。
また、定期的な巡視点検の中で随時健全性を確認。

⑤長期停止期間中の点検結果（BWR原子炉格納容器）

適宜塗膜の健全性を目視点検により確認し，必要に応じて再塗装を実施する。

ガイドラインに定める長期停止期間中の保全ポイント61

想定される部位

コンクリートの強度低下
全コンクリート構造物
コンクリートの遮蔽能力低下

経年劣化事象
ＰＡ
ＰＢ
ＰＣ
ＰＤ
ＰＥ
ＰＦ
ＰＧ
ＰＨ
ＰＩ
ＰＪ
ＰＫ
ＰＬ
ＰＭ
ＰＮ
ＰＯ
ＰＰ
ＢＡ
ＢＢ
ＢＣ
ＢＤ
ＢＥ
ＢＦ
ＢＧ
ＢＨ
ＢＩ
ＢＪ
ＢＫ
ＢＬ
ＢＭ
ＢＮ
ＢＯ
ＢＰ
ＢＱ

プラント
実施年月（*2）
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年
1回／年

経過年数（*3）
約8年
約8年
約7年
約8年
約9年
約8年
約4年
約5年
約4年
約4年
約5年
約7年
約6年
約4年
約4年
約8年
約8年
約8年
約8年
約7年
約11年
約12年
約12年
約7年
約7年
約7年
約9年
約8年
約8年
約9年
約9年
約8年
約8年

目視点検

至近の点検実績(*1)*1 長期停止期間中の実績のみ*2 主要な点検周期を記載（一部定期事業者検査同調など点検周期が異なる構造物あり）*3 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。）

コンクリート構造物

機器・構造物⑥長期停止期間中の点検結果（コンクリート構造物）

定期的な点検及び必要に応じた補修等（運転中と同様の保全活動を継続）

ガイドラインに定める長期停止期間中の保全ポイント参考
長期停止期間中における経年劣化の実測データについて（例）以下、国内原子力発電所の長期停止期間中等に経年劣化の状況の確認を行う場合の実測例を示す。
（定期事業者検査による機能確認を除く）
設備種別
機械設備

機器の保管状態

実測例

実施時期

満水保管

水質確認

長期停止期間中

満水／乾燥保管

サンプリング点検（点検結果一 長期停止期間中
覧参照）
・分解点検による異常の確認

満水／乾燥保管設備動作確認再稼働前

・異音・異臭、振動、漏洩等
・ポンプ動作確認状況
PWR２次系クリーンアップ実績

再稼働前

・水質確認
電気設備

通電なし／あり サンプリング点検（点検結果一 長期停止期間中
等

覧参照）
・特性変化
・絶縁特性低下
以

62

上

63

柏崎刈羽2号 給水系

柏崎刈羽7号 循環水系

2014/5

2016/5*解列日から起算した経過年月

柏崎刈羽1号 給水系

柏崎刈羽2号 気体廃棄物処理系 配管

2015/3

2014/5

柏崎刈羽4号 主タービン

2015/2

機器

水抜き乾燥保管

水抜き乾燥保管

乾燥保管

通油なし

通油なし

通油なし

保管状態

分解点検の結果、異常なし

固着
腐食

減肉

腐食

減肉
その他

固着

腐食

腐食

その他

減肉

減肉

固着

腐食

減肉
その他

分解点検の結果、異常なし

固着

その他

その他

固着

分解点検の結果、異常なし

分解点検の結果、異常なし（消耗品）

分解点検の結果、異常なし

分解点検の結果、異常なし

分解点検の結果、異常なし

分解点検の結果、異常なし

分解点検の結果、異常なし

分解点検の結果、異常なし

分解点検の結果、異常なし

分解点検の結果、異常なし

分解点検の結果、異常なし（Ｏリング）

材質変化 劣化

腐食

減肉

内面に著しい腐食等の異常なし。
潤滑油について変色等の劣化なし。

腐食

点検結果

材質変化 劣化

減肉

損傷モード 経年劣化事象

循環水ポンプ自動空気抜き弁 水抜き乾燥保管 材質変化 劣化

弁（ゲート弁）弁（ゲート弁）軸受

主蒸気止め弁サーボ弁

柏崎刈羽2号 タービン制御系

2015/3系統

柏崎刈羽2号 タービン潤滑油系 配管

ユニット名

2015/2

点検年月

柏崎刈羽原子力発電所 保管中設備のサンプリング点検結果一覧（機械設備）

約4年9ヶ月約6年10ヶ月

約2年9ヶ月

約7年8ヶ月

約7年

約7年8ヶ月

約7年7ヶ月

経過年月*

64

系統

柏崎刈羽7号

復水補給水系

損傷モード／
経年劣化事象の分類

通電有り
特性変化

絶縁特性低下

通電なし 特性変化

保管状態

低圧電動機

通常保管 絶縁特性低下

通常保管 絶縁特性低下

６６ｋＶ ＣＶケーブル 通電有り 絶縁特性低下

起動変圧器

主変圧器

機器

タービン補機冷却
高圧電動機
海水系

柏崎刈羽6/7号 開閉所設備

柏崎刈羽6/7号 開閉所設備

柏崎刈羽7号 開閉所設備

ユニット名*解列日から起算した経過年月

2019/122020/2

2020/4

2019/102020/42017/10

点検年月

柏崎刈羽原子力発電所 保管中設備のサンプリング点検結果一覧（電気設備）

経過年月*

約8年1ヶ月

約8年1ヶ月

分解点検の結果，異常なし 約8年4ヶ月

分解点検の結果，異常なし 約8年6ヶ月

点検の結果，異常なし

性状分析の結果，異常なし 約7年7ヶ月

点検の結果，異常なし

性状分析の結果，異常なし 約6年2ヵ月

点検結果