（赤字）前回会合からの変更点

資料２－３

プラント長期停止期間中における保全ガイドライン（案）

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

改定履歴
改定年月
2020 年●月●日

版
初版

改定内容

備考

新規制定

©Atomic Energy Association 2020

目次
1.序文 ····································································· - 11.1

目的 ································································ - 1-

1.2

概要 ································································ - 1-

1.3

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

1.4

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

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

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

2.2

保管対策の検討······················································· - 6-2.3

点検計画の検討······················································· - 8-2.4

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

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

3. 起動前点検等····························································· -124. 留意事項 ································································ -135.（参考）構築物，系統及び機器に対する経年劣化管理について ·················· -145.1

根拠法令等及び規格基準類············································· -14-

5.2

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

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

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

1.序文
1.1

目的

本ガイドラインの目的は，各事業者が，実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則（以下「実用炉規則」という。
）第 81 条第 1 項第 7 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

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

の経験を適宜ガイドラインに反映することで，最新知見の水平展開を図るものとする。
1.3

適用範囲

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

図 1.3-1 本ガイドラインの適用範囲（保全活動）について- 2 ©Atomic Energy Association 2020

1.4

用語の定義

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

2.「特別な保全計画」の策定の基本的な考え方
長期停止期間中は，通常保全サイクルにおける運転状態と比較して，構築物，系統及び機器の使用条件・環境が異なる。このため，各事業者は「特別な保全計画」を策定し，使用条
件・環境に応じて，点検や保管対策を行う。また，再稼働時には，必要に応じ起動前点検を行い，構築物，系統及び機器の機能を確保する。
本ガイドラインでは，これらの各事業者の保全活動を踏まえ，長期停止期間中における保全活動に対する基本的な考え方（推奨事項）を定める。
【基本的な考え方（推奨事項）】(1) 構築物，系統及び機器に対する保全方式（保管対策，点検）は使用条件・環境に応じて適切に選定すること。
（2.1 節参照）(2) 長期停止期間中における経年劣化事象を想定するにあたっては，通常保全サイクルとの使用条件・環境の違いに留意すること。
（[添付資料]を参考にすることができる。）（2.2～2.3 節参照）(3) 再稼働後の確実な長期運転のため，長期停止期間中において想定される経年劣化事象及び保全に関する技術知見を踏まえた保全活動を実施すること。（別添 A を参考にすることができる。
）（4 章参照）(4) 長期停止期間中の保全活動の有効性は定期的に評価すること。（2.4 節参照）
(5) 再稼働時には，必要に応じ起動前点検等を実施することで機能を確保した上で，必要な定期事業者検査を実施し，機能確認を行うこと。
（3 章参照）- 4 ©Atomic Energy Association 2020

2.1

長期停止期間中における構築物，系統及び機器の使用状態の分類

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

【解説１】構築物，系統及び機器の使用状態の分類
構築物，系統及び機器は，その使用状態次第で，想定される経年劣化やその進展が異なる
ため，本プロセスでは，長期停止期間中の構築物，系統及び機器の使用状態を分類する。以下に該当する構築物，系統及び機器を「長期停止期間中に使用する」と分類する。なお，本プロセスを参考に，各事業者において実際に構築物，系統及び機器の使用状態の分類を行う
にあたっては，それぞれの運用実態等を踏まえ，機器単位でなく系統単位で分類することもできる。
「長期停止期間中に使用する」に該当する構築物，系統及び機器
ａ．原子炉施設保安規定の「運転上の制限」において待機要求がある系統及び機器（当該系だけでなく直接関連系や間接関連系を含む）
例：非常用ディーゼル発電機，海水系，重大事故等対処設備の一部
ｂ．原子力発電所の運営上，長期停止期間中に使用する必要がある系統及び機器※
例：現場環境維持を目的として使用する機器（換気空調等），プラント状態や放射線監視を目的として使用する機器（エリア／プロセスモニタ），ユーティリテ
ィ関連設備（電源，計器用／雑用空気，補助蒸気，水等），廃棄物処理設備，原災法に基づくエリアモニタ 等※：保管対策（2.2 節参照）に伴い使用する系統及び機器を除く。
ｃ．ａ．ｂ．に関係する土木建築設備
ｄ．その他（例：クレーン等安全規則，高圧ガス保安法等の一般法令に基づき健全性維持が必要な機器等）
例：ポーラクレーン（本頁以下余白）- 5 ©Atomic Energy Association 2020

2.2

保管対策の検討

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

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

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

各事業者の採用事例は，個別事業者へ確認した情報に加え，一般社団法人

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

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

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

- 6 ©Atomic Energy Association 2020

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

2.3

点検計画の検討

2.3.1

使用する構築物，系統及び機器に対する点検計画の検討

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

保管対策対象の構築物，系統及び機器に対する点検計画の検討

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

【解説４】点検対象の検討
各事業者は，通常保全サイクルにおいて，構築物，系統及び機器別に経年劣化事象と保全
項目をまとめた「劣化メカニズム整理表」を参考に，想定される経年劣化事象を踏まえ，機能達成のために必要な点検計画を検討しており，長期停止期間中においても，点検計画の検討の考え方は変わらない。
点検計画の検討にあたっては，以下を参考に，「劣化影響等を踏まえ点検が必要」に該当する，点検対象の構築物，系統及び機器を検討する。
「劣化影響等を踏まえ点検が必要」に該当する構築物，系統及び機器各事業者は，以下の情報を踏まえ，「劣化影響等を踏まえ点検が必要」に該当する構築物，系統及び機器を特定し，点検計画を検討する。
(1) 長期停止期間中に想定される経年劣化事象の考慮
(1)-1

共通事項

(1)-2 で述べる場合を除き，経年劣化事象に関する知見は，通常保全サイクルと同
じく， PLM 学会標準附属書 E「経年劣化事象一覧表」を適宜参考とすることができる。
(1)-2

使用条件の考慮(1)-2-1

機械・電気・計装設備

・通常保全サイクルと比べて使用条件が異なる系統及び機器は，通常保全サイクルよ
りも劣化の進展程度が大きくなる可能性がある。
例：運転頻度が高い系統，長期にわたる絞り運用を実施する流量調整弁等
本ガイドラインにおいては，添付資料②に，使用条件の違いにより影響を受ける経年劣化事象を提供しており，各事業者はこの知見を参考にすることができる。

- 8 ©Atomic Energy Association 2020

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

2.4

保全計画の実施，有効性評価及び保全計画の見直し

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

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

2.5

特別な保全計画の策定に係る基本フロー

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

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

No

2.1 長期停止期間中に使用する

2.2 保管対策の検討

Yes

2.2 劣化影響等を踏まえ保管対策が必要

No

Yes

保管対策
2.3.1 使用する構築物、系統及び機器に対する点検計画の検討

2.3.2 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

2.3 劣化影響等を踏まえ点検が必要

No

Yes

別途、起動前点検
等を計画

点検「特別な保全計画」の策定
不適合処置、是正処置
及び未然防止処置

保全の実施

保全の結果の確認・評価

2.4 保全計画の実施、有効性評価
及び保全計画の見直し

保全の有効性評価

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

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

【解説６】起動前点検
上述の機能確保を確実に行うための自主活動として起動前点検を実施する場合，以下を参考に点検対象を検討する。
ａ．長期停止期間中に保管対策／追加点検の対象外としていた構築物，系統及び機器（例）
・ 系統単位の通水確認・ 固着等が懸念される機器に対する作動確認
・ 油内包機器に対する各種手入れ
・ 計器類の健全性確認 等
ｂ．その他各事業者において必要と判断した構築物，系統及び機器（例）
・ 保管対策の状況やプラントメーカーからの推奨事項等を踏まえ，別途確認が必要と判断されたもの（例：2 次系系統のクリーンアップ（PWR））
・

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

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

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

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

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

- 15 ©Atomic Energy Association 2020

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

経年劣化管理（概要） 保全計画の策定

 保全の実施

 保全計画の見直し
 保全の有効性評価

以下の観点から、保全計画が適切だ
ったかどうかを評価。

図 5.2-1



保全の実施結果



高経年化に伴う技術評価結果

他プラントを含めた運転経験



科学的知見

通常保全サイクルにおける経年劣化管理の全体像

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

- 16 ©Atomic Energy Association 2020

（本頁以下余白）

高経年化技術評価
評価対象機器・構造物等の選定
各対象機器・構造物等の部位ごとに想定される経年劣化事象を抽出

高経年化評価上着目すべき
経年劣化事象を抽出

長期運転（例えば60年）を想定した構造／機能健全性評価
健全性評価

＋

現状保全

→

総合評価

耐震／津波安全性評価「長期施設管理方針」を策定

図 5.2-2

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

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

- 17 ©Atomic Energy Association 2020

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

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

参考文献
[1]

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

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

[3]

日本原子力学会「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」[4]

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

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

本資料では，2.2 節及び 2.3 節で示した保管対策及び点検計画の検討にあたり参考とできる，長期停止期間中において想定される経年劣化事象に関する技術ベースを提供する。
添付資料① 長期停止期間中の保管機器に想定される経年劣化事象一覧表（機械／電気・計装に係る機械／電気編）
機械／電気・計装に係る機械／電気に関し，第 3 章（保管対策）の検討に際し活用可能な情報として，長期停止期間中において「保管状態（使用しない状態）」にある場合に想定される経年劣化事象の整理表を示す。
【添付資料①の構成】
経年劣化事象一覧表の左の「日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2015）」附属書 E」側には，PLM 学会標準の附属書 E に示されている
経年劣化事象のスクリーニング結果（PLM 学会標準からの転載），右側には，本ガイドラ
インで整理した，長期停止期間中に「保管状態」にある場合の経年劣化事象及び当該事象が想定される設備の例※を示す。
※：PLM 学会標準の附属書 A の経年劣化メカニズムまとめ表リストを参考に，当該劣化事象が想定される設備を抽出した結果を例示している。
添付資料② 長期停止期間中に使用される機器に想定される経年劣化事象の例（使用条件の違いによるもの）
機械／電気・計装に係る機械／電気に関し，第 4 章（点検）の検討に際し活用可能な情報として，長期停止期間中で想定される使用条件の違いにより，通常保全サイクルよりも劣化の進展程度が大きい可能性のある経年劣化事象の例を示す。
添付資料③ 長期停止期間中に想定される経年劣化事象一覧表（コンクリート・鉄骨編）
コンクリート・鉄骨に関し，第４章（点検）の検討に際し活用可能な情報として，長期停止期間中のコンクリート・鉄骨構造物に想定される経年劣化事象の整理表を示す。
（添付資料の構成は，①と同じ）- 20 ©Atomic Energy Association 2020

- 21 -

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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ポンプ（駆動部）※１

摩耗

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。

※１

摩耗及び高ｻｲｸﾙ疲労割れ

熱交換器（伝熱管）

同上

絶縁特性低下（熱劣化）ポンプモータ※１

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※４

ンプ

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

フレッティング疲労

低流量で連続運転する

低流量で運転する場合，主軸ポンプ※５にかかる応力が増大する可能
性がある。

疲労割れ

通常と異なる運用を実

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

- 43 -

※２【事例（海外）】原子炉圧力容器内に燃料を保管した状態において，化学体積制
御系統(PWR)の充てんポンプ出口弁を高差圧状態で長期間使用したことによる弁シート面の損傷※３

例えば，残留熱除去海水系統（BWR）※４【事例（海外）】化学体積制御系統(PWR)の体積制御タンク圧力が低い状態でポンプを長期使用したことによる吸込インペラの損傷※５

例えば，化学体積制御系統(PWR)（原子炉圧力容器内に燃料を保管した状態）※６【事例（国内）】余熱除去系統(PWR)の定期試験時の通水系統をバイパスラインのみとしたことにより，当該配管に大きな振動が発生したことに伴う割れ（NUCIA
通番 12494）- 44 -

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別添 A
プラント運転期間に影響する可能性がある取替困難な構築物，系統及び機器の経年劣化事象及び保全ポイント
長期停止期間中の経年劣化がプラント運転期間に影響を及ぼさないように保全活動を行うことを確実にするため，別添 A では，長期停止期間中における経年劣化の進展がプラン
ト運転期間に影響する可能性がある取替困難な機器・構造物を対象に，長期停止期間中の
経年劣化影響と保全ポイントを示す。
1. プラント運転期間に影響する可能性がある取替困難な構築物，系統及び機器
1.1 抽出結果
以下の機器・構造物を，経年劣化事象及び保全ポイントの整理対象とする。
・原子炉圧力容器
・原子炉格納容器
・コンクリート構造物
1.2 留意事項(1) 前提条件
長期停止期間中の経年劣化影響有無の整理にあたり前提として定めた機器・構造物の使用環境を表 1.2-1 に示す。
なお，影響有無の整理にあたり，表 1.2-1 以外で個別に機器・構造物の使用環境の前提条件を定める必要がある場合は，別添 A の中で個別に補足説明を入れる。
(2) 対象部位
第 2,3 章においては，1.1 節に掲げる機器・構造物のうち，取替困難な部位に対象を絞り，経年劣化事象及び保全ポイントの整理を行う。
なお，表 1.2-2 に示す取替可能な部位※については，個別に想定される経年劣化事象を元に，本ガイドラインの添付資料①③を参考にしながら，保管対策等の保全活動を検討す
る。
※：PLM 学会標準で示されている部位単位で示すものとし，特定の場所であれば部分的に取替ができるような部位（例：冷却材入口管台セーフエンド継手）であっても，部位単位で全取替ができない場合は，取替可能な部位とはみなさないものとする。
（本頁以下余白）©Atomic Energy Association 2020

A-1

表 1.2-1 長期停止期間中の経年劣化影響有無の整理にあたっての前提条件（使用環境）

前提条件（PWR/BWR 共通）
原子炉圧力容器内部流体

原子炉冷却材温度

100℃未満温度・圧力変動

大きな変動なし

放射線照射

原子炉運転に伴う照射の影響を受けない

原子炉格納容器

内部雰囲気

空気（常温・常圧）コンクリート構造

温度

運転時のような周辺機器からの高い熱の物影響を受けない
放射線照射

原子炉運転に伴う照射の影響を受けない

機械振動

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

A-2

表 1.2-2 取替可能な部位（原子炉圧力容器）

機器・構造物
原子炉圧力容器（PWR）

部位
上蓋
上蓋フランジ

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

原子炉圧力容器（BWR）

上鏡
上鏡フランジ

低合金鋼
低合金鋼（ステンレ
ス鋼クラッド）

原子炉圧力容器（PWR/BWR
共通）

スタッドボルト

低合金鋼

Ｏリング

－

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

©Atomic Energy Association 2020

A-3

表 1.2-2 取替可能な部位（原子炉格納容器）

機器・構造物
原子炉格納容器（PWR）

部位
アニュラスシール

原子炉格納容器（BWR：
Mark-Ⅰ改）

上鏡

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

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

材料（※１）－
ブチルゴム，クロロ
プレンゴム
炭素鋼

経年劣化事象（※１）（消耗品・定期取替品）
劣化

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

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

©Atomic Energy Association 2020

A-4

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

材料（※１）

上部胴，下部胴，下部鏡

低合金鋼(ステンレス鋼クラッド)

上部胴フランジ

低合金鋼(ステンレス鋼クラッド)

冷却材入口管台，冷却材出口管台

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

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

安全注入管台(※３)

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

低サイクル疲労

炉内計装筒

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

炉心支持金物600 系ﾆｯｹﾙ基合金（※４）

容器支持金物

低合金鋼

応力腐食割れ（溶接金属）
クラッド下層部のき裂

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

©Atomic Energy Association 2020

A-5

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

©Atomic Energy Association 2020

A-6

№

部

位

№

部

位

①

上

蓋（※１）

⑨

蓋用管台（※１）②

上蓋フランジ（※１）⑩

空気抜用管台（※１）

③

上 部 胴

⑪

炉内計装筒

④

上部胴フランジ⑪-1

セーフエンド

⑤

下 部 胴

⑫

炉心支持金物

⑥

下 部 鏡

⑬

スタッドボルト（※１）⑦

冷却材入口管台⑭

Ｏリング（※１）⑦-1

セーフエンド⑧

冷却材出口管台⑧-1

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

A-7

A-8

冷却材入口管台等

応力腐食割れ

裂

下部胴等

下部胴等

中性子照射脆化

クラッド下層部のき冷却材入口管台等想定される部位

低サイクル疲労

経年劣化事象③②③

正な水準に維持されていく，一次冷却材を保有した状態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－ることを適宜確認する）（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

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の影響]参照5)プラント長期停止［(2)応力腐食割れ-

影響技術レポート（※２）：経年劣化

有した状態での保管

内に一次冷却材を保在、原子炉圧力容器

ントにおいては，現（※１）：国内プラ

備考

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，長期停止期間中の経年劣化影響と保全ポイントを整理した結果を
表 2.2-2 に示す。また，原子炉格納容器（BWR）の構造の例を図 2.2-1 に示す。
表 2.2-1 原子炉圧力容器（BWR）に想定される経年劣化事象
部位

材料

経年劣化事象低サイクル疲労

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

クラッド下層部き裂
腐食（全面腐食（※１），孔食）
低サイクル疲労

低合金鋼
主フランジ

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

炭素鋼，

低サイクル疲労

ノズル，

低合金鋼

腐食（FAC 及び全面腐食）

セーフエンド，

炭素鋼，低合金鋼(ステンレス鋼

低サイクル疲労貫通部シール，クラッド)

クラッド下層部き裂

ティ

ハウジング，
スタブチューブ

ステンレス鋼，高ﾆｯｹﾙ合金
ステンレス鋼，高ﾆｯｹﾙ合金

スタッドボルト

低合金鋼

O リング

－

スタビライザブラケット，
スタビライザブラケット
支持スカート
基礎ボルト

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

炭素鋼，腐食（全面腐食）

低合金鋼

摩耗

炭素鋼

腐食（全面腐食）

ステンレス鋼

応力腐食割れ（溶接金属を含む）
低サイクル疲労

低合金鋼

腐食（全面腐食）

低合金鋼，

腐食（全面腐食）

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

©Atomic Energy Association 2020

A-10

①

⑬

⑫

No.

部

⑤

①

上鏡（※１）

②

下鏡

③

胴上部

④

胴下部

⑤

上鏡フランジ（※１）

⑥

胴フランジ

⑥
⑦
③

蒸気

⑦

⑭

⑧

⑧

純水
(原子炉冷却
)

⑨
⑩
④

⑪
⑫
⑬
⑭

位

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

支持スカート

⑯

基礎ボルト

⑮
②

⑪

⑯
⑩

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

A-11

A-12

裂

胴部等

計装ノズル等

応力腐食割れクラッド下層部のき胴部（炉心領域部）

セーフエンド等ノズル，

想定される部位

中性子照射脆化

低サイクル疲労

経年劣化事象③②③

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－影響技術レポート２）の影響]参照5]プラント長期停止[(2)応力腐食割れ-（※２）：経年劣化行うことは必要（※１）（※

内に原子炉冷却材を管を適宜確認する）

した状態では応力腐食割れの

在、原子炉圧力容器

小さいが，水質管理を適切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

ントにおいては，現保有した状態での保（塩化物イオン濃度等が適正

冷却材）の温度は 100℃未満（※１）：国内プラ

備考

発生，進展の可能性は極めて

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

基礎ボルト

スタビライザブラケ

摩耗（摺動部）

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②②の影響は小さいが，水質管理

腐食)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

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

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。

100℃未満と低く，全面腐食(全面を適宜確認する）

な水準に維持されていること

FAC は発生しない。また，停止期間中は冷却材の温度が（塩化物イオン濃度等が適正

水質管理を適切に行う

長期停止期間中の保全ポイントれる環境ではないことから，停止期間中は蒸気が高速で流

②

(FAC)

③

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意な繰返し応力が付与されな

長期停止期間中の経年劣化影響
影響
説明
有無
しても，長期停止期間中は有参照

ト長期停止の影響][(1)腐食-3]プラン

影響技術レポート（※１）：経年劣化

備考

A-14

スタビライザット，

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設備に損傷が懸念される場合

長期停止期間中の保全ポイント

展する可能性は小さいが，長長期停止期間中の経年劣化影響
影響
説明
有無
ものであり，摩耗が発生・進
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，長期停止期間中の経年劣化影響と保全ポイントを整理した結果を表 3.1-2 に示す。また，原子炉格納容器の構造の例を図 3.1-1 および図 3.1-2 に示す。
表 3.1-1 原子炉格納容器（PWR）に想定される経年劣化事象 (※１)
部位

トップドーム部(※２)

材料

経年劣化事象
腐食

炭素鋼
疲労割れ
腐食

円筒部 (※２)

炭素鋼
疲労割れ

コンクリート埋設部（スタッド含む） (※２)

腐食
炭素鋼
疲労割れ

）のうち，鉄筋(※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。
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

塗装を実施するを維持することで，停止期間中の腐が必要。

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，必要に応じて再に塗装を施しており，塗膜の健全性
食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はライナープレートの大気接触部）

鋼板の内面および外面（PCCV の場合

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，長期停止期間中の経年劣化影響と保全ポイントを整理した結果を表 3.2-2 に示す。また，原子炉格納容器の構造の例を図 3.2-1 及び図 3.2-2 に示す。
表 3.2-1 原子炉格納容器（BWR）に想定される経年劣化事象
部位

材料

経年劣化事象ドライウェル（上鏡，円筒胴，球形胴，ベント管）

炭素鋼

腐食

炭素鋼

腐食

炭素鋼

腐食

炭素鋼

腐食

トーラス部（※１）

炭素鋼

腐食

ベント管ベローズ（※１）

ステンレス鋼

疲労割れ

ベント管（※１）（※２）

炭素鋼

腐食

真空破壊弁（※１）（※２）

炭素鋼

腐食

主フランジボルト（※１）（※２）

低合金鋼

腐食

ダイヤフラムフロアーシールベローズ

ステンレス鋼

疲労割れ（※１）（※２）

ｴﾁﾚﾝﾌﾟﾛﾋﾟﾚﾝｺﾞﾑ

劣化（硬化）

フランジガスケット（※１）（※２）－（消耗品・定期取替品）

スタビライザ，シアラグ（※１）（※

炭素鋼，

腐食

２）

低合金鋼

摩耗

基礎ボルト（※１）（※２）

低合金鋼

腐食

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

A-18

No.
①
②
③
④
⑤
⑥
⑦

⑪
⑩

部

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ

⑧
⑨

①
⑧
⑨

⑩
⑪
⑫
⑬

A-A 断
面

⑭

②
⑥
⑦

A

⑮
ｻﾌﾟﾚｯｼｮ⑯
ﾝﾁｪﾝﾊﾞ
⑰⑱⑲⑳A

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

⑫
⑳

⑭

⑰
⑱
⑲
⑳
⑬

④

③

⑤

⑯ ⑮

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

ｚ

ｚ

ｚ

©Atomic Energy Association 2020

A-19

No.

部

トップヘッド，（※１）①

円錐部
主フランジボルト（※

②
③
④

位

No.

部

⑧

円筒部

⑨

１）

⑩

ドライ

ベント管

⑪

ウェル

ダイアフラムフロアー

⑫

サプレッ
ションチ
ェンバ

位

サンドクッション部（鋼板）
真空破壊弁（※１）
下部シアラグ
基礎ボルト

シールベローズ（※２）⑤

ガスケット（※１）⑥

スタビライザ⑦

上部シアラグ
②

⑤

①

⑦

⑥

④
⑪
③

⑩

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

A-20

A-21

摩耗

疲労割れ

腐食

腐食

経年劣化事象スタビライザ等

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②③ており，鉄表面は不動態化してい部）

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，地震後点検にであり，発生回数も少ないことから，長期停止中に摩耗が発生・進展する可能性は極めて小さいが，長期停止期間中の地震により設備－

長期停止期間中の地震にの目視点検

埋設部周辺コンクリート

当該部は地震時のみ摺動するもの

動がない

停止期間中は大きな圧力・温度変点検することが必要。

め，埋設部周辺のコンクリートを等の影響は考慮する必要があるた

小さいが，コンクリートの中性化

るため，腐食速度としては極めてムにより強アルカリ環境を形成しコンクリート内の水酸化カルシウ（コンクリート埋設②

る。

生を防止できる

基礎ボルトに応じて再塗装を実施することで，停止期間中の腐食の発点検により確認し，必要適宜塗膜の健全性を目視

長期停止期間中の保全ポイント（円筒部等）等

鋼板の内面および外面に塗装を施

説明

長期停止期間中の経年劣化影響しており，塗膜の健全性を維持す

影響
有無
②

レッションチェンバ

ドライウェル，サプ

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

より確認する。

【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。

とが必要。

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

②

②

③

影響
有無
③

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

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

の保全活動を継続する）

じた補修等（運転中と同様

定期的な点検及び必要に応想定した経年劣化の進展傾

停止期間中も進展する可能性はあの保全活動を継続する）

じた補修等（運転中と同様

定期的な点検及び必要に応想定した経年劣化の進展傾－－

長期停止期間中の保全ポイント

停止期間中も進展する可能性はあない。

停止期間中は放射線の影響を受けない。

停止期間中は高い熱の影響を受け説明

長期停止期間中の経年劣化影響

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

※１

※１

備考

A-25

全コンクリート構造物（コンクリートの強度低下）想定される部位

アルカリ骨材反応（経年劣化事象）

経年劣化要因

無②

影響
有無
②

影響なし。

と等を確認している場合）（反応性骨材を使用していないこ－

ニタリングによりいるため，影響はない。

※１が可能である。

兆候を捉えること

部材変形などのモ性骨材ではないこと等を確認してによるコンクリー

通常の目視点検や活動を継続する）

一方でただし，廃止措置プラント

アルカリ骨材反応

る骨材の反応性試験により，反応行う。
（運転中と同様の保全はない。

遅延膨張性骨材の能性については，及び必要に応じた補修等をが，運転中と傾向が変わるもので新たな知見である

いては，モルタルバー法などによ視点検などの定期的な点検期間中も進展する可能性はある※２トの強度低下の可いことを確認するため，目とを確認していない場合）、停止※１

備考を除く比較的新しいプラントにお

経年劣化の発生・進展がな

長期停止期間中の保全ポイント（反応性骨材を使用していないこ

説明

長期停止期間中の経年劣化影響

A-26（コンクリートの強度低下）

凍結融解を行う。（運転中と同様の保全活動を継続する）

響を受けないものの，停止期間中にも機械振動を受ける主な部位と②検及び必要に応じた補修等

ける部位は，停止期間中にその影

地上部コンクリート

目視点検などの定期的な点

運転中に最も機械振動の影響を受架台等いことを確認するため，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行う。
（運転中と同様の保全活動を継続する）

あると判断される場合）、停止期
間中も進展する可能性はあるが，運転中と傾向が変わるものではない。
一方でただし、設計・施工段階にるため，影響はない。

を満足するなどの対策を施してい性を確保するために有効な空気量

おいて凍結融解作用に対する抵抗

経年劣化の発生・進展がな（立地地点が凍結融解のおそれの変わるものではない。

可能性はあるが，運転中と傾向が礎があり，停止期間中も進展する

して，非常用ディーゼル発電機基あることを確認するため，

響を受けない。

長期停止期間中の保全ポイント

BWR:タービン発電機（コンクリートの強度低下）

説明
経年劣化の進展が緩やかで

影響
有無
②

長期停止期間中の経年劣化影響

停止期間中は大きな機械振動の影

PWR:タービン架台等想定される部位

機械振動（経年劣化事象）

経年劣化要因

※１

※３

※１

備考

A-27

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）

③

影響
有無
無②

ない。

停止期間中は高い熱の影響を受け影響なし。

ないと判断される場合）（立地地点が凍結融解のおそれの説明

長期停止期間中の経年劣化影響－－

長期停止期間中の保全ポイント※１※１

備考

稼働時間等から、その影響は極めて小さい。

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

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

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

想定される部位

熱（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-28

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

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

A-29

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

©Atomic Energy Association 2020

A-30

A-31

原子炉補助建屋(屋内面)

燃料取替用水ﾀﾝｸ基礎(ﾀﾞｸﾄ含)

タービン建屋外壁（屋内面）

アスファルト固化建屋（屋内面）

川内 1 号

川内 2 号

東海第二

敦賀 2 号

27 年

－

28 年

27 年

25 年

26 年

27 年

－

－

－

27 年

28 年

16 年

27 年

調査時の運転開始後経過年数

0.3

－

0.6

2.2

0.0

0.1

0.2

－

－

－

2.0

1.1

1.5

0.1

測定値

2.7

－

4.7

4.1

3.9

1.6

1.6

－

－

－

2.5

2.4

2.6

1.2

推定値

*3

－

38 年

－

－

－

－

－

39 年

40 年

38 年

－

－

－

－

調査時の運転開始後経過年数

－

4.0

－

－

－

－

－

0.2

0.2

0.5

－

－

－

－

測定値

*3

－

2.9

－

－

－

－

－

3.3

3.8

4.3

－

－

－

－

推定値

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

4.0

5.0

6.9

6.1

5.3

2.4

2.4

4.0

4.7

5.3

3.8

3.4

4.4

1.8

推定値

*3

運転開始後
60 年時点の
中性化深さ

4.6

5.8

7.9

7.0

6.0

2.8

2.8

4.3

4.9

5.6

4.3

4.0

5.2

2.1

推定値

*3

運転開始後
80 年時点の
中性化深さ

5.0

6.0

9.0

9.0

7.0

9.7

9.7

6.0

7.0

6.0

6.0

6.0

6.0

5.0

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

制御室建物 1 階内壁

島根 2 号外部遮蔽壁（屋内面）

高浜 1 号外部遮蔽壁（屋内面）

内部コンクリート（上部）美浜 3 号

高浜 4 号

補助建屋（地下 2 階東エレベーター前壁)

浜岡 3 号外部遮蔽壁（屋内面）

タービン建屋（屋内）柏崎刈羽 5 号

高浜 3 号

使用済燃料輸送容器保管建屋（屋内）柏崎刈羽 1 号

内部コンクリート（上部）内部コンクリート

泊1号

高浜 2 号

評価対象部位*2

プラント*1

高経年化技術評価（運転開始後約 30 年時点）における中性化深さ

表 4.2-2 各プラントにおける中性化深さと評価基準値の関係

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

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

A-32

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

©Atomic Energy Association 2020

A-33

A-34

取水構造物（気中帯）

取水構造物（干満帯）

取水構造物（干満帯）

原子炉機器冷却海水ポンプ室（干満帯内壁）

取水構造物（海中帯）

取水構造物（海中帯）

取水構造物（気中帯）

取水構造物（気中帯）

取水構造物（気中帯）

取水構造物（気中帯）

取水構造物（気中帯）

取水構造物（気中帯）

取水構造物（干満帯）

取水構造物（干満帯）

泊1号

柏崎刈羽 1 号

柏崎刈羽 5 号

浜岡 3 号

美浜 3 号

高浜 1 号

高浜 2 号

高浜 3 号

高浜 4 号

島根 2 号

川内 1 号

川内 2 号

東海第二

敦賀 2 号

27 年

－

26 年

27 年

27 年

27 年

27 年

－

－

－

28 年

25 年

27 年

27 年

9.5

－

1.9

1.8

12.4

1.5

1.5

－

－

－

5.5

7.4

5.4

1.8

－

36 年

－

－

－

－

－

39 年

40 年

38 年

－

－

－

－

－

10.3

－

－

－

－

－

10.7

7.2

3.9

－

－

－

－

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

21.5

18.1

4.5

3.9

28.0

3.4

3.4

21.1

14.6

10.4

13.6

17.9

11.6

4.1

推定値

*3

運転開始後
60 年時点の鉄筋の腐食減量

29.6

25.0

6.0

5.3

37.5

4.5

4.5

32.4

23.3

17.7

19.3

26.3

15.1

5.5

推定値

*3

運転開始後
80 年時点の鉄筋の腐食減量

92.7

67.7

84.6

84.5

59.9

86.5

86.5

90.1

90.1

90.1

79.6

91.5

91.5

91.5

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

評価対象部位*2

プラント*1

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

表 4.2-3 各プラントにおける鉄筋の腐食減量と評価基準値の関係

解説「プラント長期停止期間中における保全ガイドライン」の活用例

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

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

解説-1

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

解説-2

表１
主な保管対策

保管対策の例

説明

対象構築物，系統及び機器
（例）

満水保管

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

2 次系配管（PWR）

等で満たすことで，溶存酸素による腐食の進展を抑制する。
乾燥保管

乾燥状態で保管することで，溶存酸素

タービンや結露等による腐食の進展を抑制する。
塗膜管理

適宜塗膜の健全性を目視点検により原子炉格納容器

確認する。
作動確認

軸受固着
（油切れ）の抑制の観点から， 回転機器全般（定期運転,ター

定期的に作動させる。

ニングを含む）解説-3

全ての機器・構造物

No(1)長期停止期間中に
使用しない
Yes

No

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

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

図１－１ 保管対策の検討フロー例

解説-4

腐食

要否
○

固着

〇

・・

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

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

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

図１－２ 添付資料①の活用イメージ（一例）（保管対策のチェック）

解説-5

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

点検対象機器・構造物

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

No

Yes

点検計画又は使用条件の見直しの検討

図２

チェック完了点検計画等のチェックのフロー例

解説-6

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