第９回 日本電気協会 原子力規格委員会シンポジウム

原子力発電所の安全な長期運転に向けた
ATENAの取組み
2024年9月5日
原子力エネルギー協議会（ATENA：Atomic Energy Association）
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

1

目次
1. ATENAについて
1-1 ATENAの概要
1-2 安全性向上に対する基本方針
2. 安全な長期運転に向けた経年劣化管理に関するATENAの取組
2-1 プラント長期停止期間中における保全に係る取組
2-2 設計経年化管理に係る取組
2-3 製造中止品管理に係る取組
2-4 プラント運転中も含めた経年劣化管理に係る取組
2-5 PWR1次系ステンレス鋼配管粒界割れの知見拡充
2-6 ATENAを中心とした経年劣化に係る今後の取組
3. まとめCopyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2

目次
1. ATENAについて
1-1 ATENAの概要
1-2 安全性向上に対する基本方針
2. 安全な長期運転に向けた経年劣化管理に関するATENAの取組
2-1 プラント長期停止期間中における保全に係る取組
2-2 設計経年化管理に係る取組
2-3 製造中止品管理に係る取組
2-4 プラント運転中も含めた経年劣化管理に係る取組
2-5 PWR1次系ステンレス鋼配管粒界割れの知見拡充
2-6 ATENAを中心とした経年劣化に係る今後の取組
3. まとめCopyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

3

1-1 ATENAの概要
名 称

原子力エネルギー協議会（Atomic Energy Association）

設 立

2018年 7月 1日

役 員

理事長：魚住 弘人、 理事：富岡 義博、佐藤 拓、 監事2名

職 員

原子力事業者及びメーカーから、各分野の専門家を結集（約30名）（専門分野）安全設計、自然外部事象、機械・電気設備 等

会 員

電力：11社、プラントメーカー：4社、関係機関：4機関
北海道電力、東北電力、東京電力ホールディングス、中部電力、関西電力、北陸電力、中国電力、四国電力、九州電力、日本原子力発電、電源開発
東芝エネルギーシステムズ、日立製作所、三菱重工業、三菱電機
電気事業連合会、電力中央研究所、日本原子力産業協会、日本電機工業会
オブザーバー：原子力安全推進協会、日本原燃、日本原子力研究開発機構（順不同）

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

4

1-1 ATENAの概要（ミッションおよびビジョン）
ミッション
 ATENAは、原子力産業界全体の知見・リソースを効果的に活用しながら、自主的に効果ある安全対策を立案し、事業者の現場への導入を促すことにより、原子力発電所の安全性をさらに高い水準に引き上げる。
ビジョン 原子力産業界の中で自らがリーダーシップを発揮し、原子力の安全に関する課題に対して一歩前に踏み出して取り組むことで、原子力事業者の安全性向上の取り組みを促進する。
上記を達成するため以下の姿勢で取り組む。
◎原子力産業界が自ら一歩先んじて安全対策に取り組む◎これまでに配備した安全対策に改善余地がないか常に問い直す◎自ら安全性向上のスパイラルを達成できる方策を構築する
なお、上記取り組みには、「メーカの積極的な参加を得る」、「産業界全体がATENAの一員であるという意識で参画する」ことを図りながら実施している。
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

5

１-1 ATENAの概要：ATENAの役割①

電力だけでなくメーカーの専門家も参加している強みを活かし、効果的な安全対策を立案し、事業者に安全対策の導入を要求。課題の特定・検討段階において、産業界の活動をコーディネートし、各機関の知見・リソースを活用。

②

安全性向上という共通の目的のもと、規制当局と積極的な対話を実施。

③

様々なステークホルダーと安全性向上の取り組みに関するコミュニケーションを実施。

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

6

１-1 ATENAの概要：活動のしくみと特徴◯ 重要度の高い共通的な技術課題を検討の上、電力・メーカトップが、全会一致を必要としない
ステアリング会議で取組テーマとして決定する。
◯ ステアリング会議で決定した対策の実行は、事業者全員がコミットする。

◯ ATENAに配置した高度の専門性を有するスタッフが技術検討を行い、安全性向上対策をガイドライン等に定め、個社へ展開する。技術検討においては、産業界全体の活動をコーディネートし、リソースを効果的に活用する。
◯ 共通的な規制課題は、産業界を代表してATENAが規制当局と対話する。

◯ 技術レポートをはじめとする活動成果や取組状況は社会へ公表する。

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

1-2 安全性向上に対する基本方針：共通的技術課題への対応
ATENAは、福島第一原子力発電所事故の反省と教訓に加え、事故後の原子力事業者の取り組み状況を踏まえ、以下の共通的な技術課題に取り組む。

JANSI：原子力安全推進協会
NRRC：原子力リスク研究センター
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

7

1-2 安全性向上に対する基本方針：安全性向上に向けた取組

8

共通的な技術課題に関し、国内外の動向を踏まえ、原子力発電所の安全性を効果的に高めていく分野として取り組んでいる例は、以下のとおり。
① 海外事例から先取りした事例（先んじて安全対策に取り組む）• デジタル安全保護系のソフトウェア共通要因故障への対応（アナログ回路の機能を拡充）• 電磁両立性（EMC）への対応（電磁的事象による電子機器への影響がないことを確認）• １相開放故障事象＊（OPC）への対応（自動検知装置を設置）② 規制基準の枠に留まることなく安全性向上に取り組んだ事例（改善余地がないか問い直す）• 規制基準の想定を超える自然現象への取り組み③ 安全な長期運転に向けた事例（安全性向上のスパイラルを達成できる方策を構築）• 新規制基準に適合し再稼働した既設炉が、長期に亘って安全に運転を継続するための経年劣化管理のガイド、レポートを発刊• 経年劣化知見拡充WGを設置し、経年劣化管理に係る活動計画を策定
本日は③について御説明
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

＊外部電源（３相交流電源）のうち、１相の電路が開放故障する事象

9

目次
1. ATENAについて
1-1 ATENAの概要
1-2 安全性向上に対する基本方針
2. 安全な長期運転に向けた経年劣化管理に関するATENAの取組
2-1 プラント長期停止期間中における保全に係る取組
2-2 設計経年化管理に係る取組
2-3 製造中止品管理に係る取組
2-4 プラント運転中も含めた経年劣化管理に係る取組
2-5 PWR1次系ステンレス鋼配管粒界割れの知見拡充
2-6 ATENAを中心とした経年劣化に係る今後の取組
3. まとめCopyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2. 安全な長期運転に向けた経年劣化管理に関するATENAの取組(1/2)•

10

ATENAは、原子力発電所の安全な長期運転に向けて、また、停止期間が大幅に長期化している状況にも対応していくため、 物理的/非物理的な経年劣化管理に関連するIAEAガイド※の記載（SSG-48：約220項目、SSG-25：約30項目、SSR-2/2：約10項目）に対する事業者の取り組み状況を分析し、以下に示す３項目について、ATENAガイドを取りまとめ、経年劣化管理の強化を事業者に求めた。
＜物理的な劣化に関するもの＞①長期停止期間中の経年劣化管理＜非物理的な劣化に関するもの＞②設計経年化管理③製造中止品管理•

更に、①の長期停止期間中の経年劣化管理に加え、④プラント運転中も含めた経年劣化管理についても、80年認可が行われている米国の知見などを参考に、経年劣化評価に関する知見拡充事項を纏めたレポートを作成した。

•

上記の包括的な経年劣化管理の取組みに加え、運転経験で得られた新知見についても共通課
題となるものは個別に取組んでいる（大飯3号加圧器スプレイ配管溶接部の粒界割れを受け、PWR1次系ステンレス鋼配管粒界割れの知見拡充に関し体制を組んで取組中）。

※IAEAガイド

SSG-48：Ageing Management and Development of a Programme for Long Term Operation of Nuclear Power Plants（原子力発電所の長期運転に関する経年劣化管理及びプログラムの策定）
SSG-25：Periodic Safety Review for Nuclear Power Plants（原子力発電所の定期安全レビュー）
SSR-2/2：Safety of Nuclear Power Plants: Commissioning and Operation（原子力発電所の建設及び運転における安全性）
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2. 安全な長期運転に向けた経年劣化管理に関するATENAの取組(2/2)
取組事項

物理的な劣化

設備の経年劣化への対応（経年劣化事象）
腐食、SCC、摩耗、
照射脆化、疲労等事業者の取組状況（には規制対応を含む）とATENAの取組＜通常運転時＞• 計画的な保全• 定期的な経年劣化評価（高経年化技術評価：30年以降
10年毎）• 運転期間延長認可申請（40年超(～60年)運転の評価）• 最新知見を踏まえた経年劣化管理の継続的な見直し＜長期停止期間＞• 停止状態を考慮した保全• 経年劣化評価（冷温停止PLM評価、 長期停止期間の経年劣化評価）
停止中は劣化モードなし
大部分の機器は不使用

一部の機器は使用

11

保管により有意な劣化なし
保全により機能回復・維持
有意な劣化なし(評価で確認)

非物理的な
劣化

最新知見の反映(設計経年化対応)

サイクル毎に最新知見を集約し、分析結果やプラント安全評価
結果を元に、プラント安全をレビュー

製造中止品への対応

部品・サービスの特性に応じ、事業者毎で安定調達の方法を検討（長期施設管理計画として今後規制対応事項となる）④ATENAレポートを作成済（2022年３月発刊）

より安全な長期運転に資するべく、米国
80年運転認可も参考に、経年劣化評価に必要な知見拡充事項を整理

PWR粒界割れ知見拡充（WG体制を組んで対応中）

運転経験より得られた産業界で取組むべき
共通の技術課題として対応

ATENAガイドを作成済（いずれも2020年9月発刊）＜①長期停止保全ガイド＞
長期停止期間における経年劣化も考慮し、各社個別に策定している停止中の保全計
画の策定の考え方を整理<②設計経年化評価ガイド>「設計経年化」の観点からプラントの設計を評価し、継続的な安全性向上に取り組んでいく仕組みの構築＜③製造中止品管理ガイド＞
プラントメーカ・事業者間で、製造中止品
情報の共有、予備品の充実等を、効率的に管理する仕組みの構築
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2-1 プラント長期停止期間中における保全に係る取組 ～背景・概要

12【従来の取組み】•

停止期間が大幅に長期化している状況を踏まえ、各事業者が劣化管理を確実に行うことは、今後の安全な長期運転のためにも重要。 停止中状態を考慮した保全計画については、「特別な保全計画」として、炉規法に基づき規制当局に申請し、保全を実施。

ATENAは、長期停止期間中の経年劣化管理の観点から考慮すべき事項をガイド案として整理• 経年劣化事象を網羅的に整理の上で、使用する機器／保管機器毎の現場環境を考慮しつつ、長期停止中の劣化影響を一般化した知見として整理 ⇒ 13
• 重要な取替困難機器については個別に経年劣化影響・保全ポイントを整理 ⇒ 14
長期停止期間中の取替困難機器の経年劣化影響・保全ポイントを中心に、規制当局と意見交換 ⇒ 15


プラント毎に適切に保管及び点検することにより、進展を抑制できることを規制当局との間で認識共有。

意見交換結果を反映してATENAはガイドラインとして発刊し、事業者に対しガイドラインを踏まえた保全
計画のセルフチェックと、必要に応じ保全計画の見直しを行うことを要求。


各社は保全計画の見直しを含め、停止期間が長期化しているプラントの状況に適確に対応。⇒ 16
また、事業者間で運転経験に係る情報を共有。
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2-1 プラント長期停止期間中における保全に係る取組 ～ガイド案 (1/2)

13

 経年劣化事象を網羅的に整理の上で、使用する機器／保管機器毎の現場環境を考慮した長期停止中の劣化影響を、ATENAは一般化した知見としてガイド案に整理。
・長期停止期間中に使用しない状態となる機器に想定される経年劣化事象・影響を整理
・使用条件の違いにより、通常と異なる保全サイクルとなり得る機器の経年劣化事象・影響を整理
長期停止期間中の分類
保管機器（使用しない機器）では劣化進展せず
保管機器（使用しない機器）においても留意が必要
通常待機している機器を連続運転する等、使用頻度増大に伴い劣化進展増大の可能性有
通常と異なる運用をしている機器においては劣化進展増大の可能性有

経年劣化事象（例）
原子炉圧力容器

中性子照射脆化

炉内構造物

照射誘起型応力腐食割れ

ステンレス製屋外機器

貫粒型応力腐食割れ（塩素型）

ポンプ（駆動部）

摩耗

熱交換器（伝熱管）

摩耗及び高サイクル疲労割れ

ポンプモータ

絶縁特性低下（熱劣化）

弁

疲労割れ
腐食（エロ―ジョン）
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2-1 プラント長期停止期間中における保全に係る取組 ～ガイド案 (2/2)

14 取替困難機器（原子炉容器・格納容器・コンクリート構造物）の部位毎に、長期停止期間中に経年劣化が進展するか否か、ATENAは知見をガイド案に整理。
長期停止期間中の
経年劣化事象の分類

取替困難機器と経年劣化事象（例）

保管及び点検劣化が進展し、機器の機能維持に影響を及ぼすおそれがある－（該当なし）－劣化は進展する可能性があるが、適切な保全活動を行うことで進展を抑制可能

長期停止期間中に劣化が進展し
ない

原子炉容器

応力腐食割れ・腐食

格納容器

腐食

コンクリート構造物

中性化・塩分浸透

原子炉圧力容器

中性子照射脆化

格納容器

熱疲労

コンクリート構造物

熱疲労

水質管理・保管
塗膜の点検
点検
－
（不要）

 中性子照射脆化等は停止期間中に劣化要因として考慮不要であること、また、腐食など、劣化が進展する可能性があるものについては、各事業者が、プラント毎に適切に保管及び点検することにより、進展を抑制できることを規制庁との間で認識共有。（次葉）Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2-1 プラント長期停止期間中における保全に係る取組 ～ 規制当局との意見交換

15

 ATENAは、長期運転を安全に進めるため、経年劣化管理の取組を強化するために作成したガイド案をもとに、規制当局と技術的な意見交換を実施。
＜経緯と実績＞
 ATENAから、技術的な意見交換の場の設定を要請（令和元年12月2日）
 原子力規制委員会において、「経年劣化管理に係るATENAとの実務レベルの技術的意見交換会」の設置を了承。（令和2年1月29日）

 技術的意見交換会の開催（令和2年3月～7月）
回



日時

第１回

3月 6日 10:00～12:00

第２回

4月27日

第３回

5月22日 10:00～12:00
13:30～16:00

第４回

6月 1日

9:30～12:00

第５回

6月15日

9:00～12:00

第６回

7月 1日 16:30～18:30

9:00～12:00

原子力規制委員会は、ATENAとの技術的な意見交換を経て、「見解文書」を発出。

『運転期間延長認可の審査と長期停止期間中の発電用原子炉施設の経年劣化との関係に関する見解』（令和２年７月29日）• 中性子照射脆化、低サイクル疲労などについては、長期停止期間中はそのような事象が生じる環境にないことから、考慮しなくてもよい。
• コンクリート構造物の中性化や塩分浸透など、長期停止期間中も劣化が進展する事象はあるが、各事業者が、プラントごとに適切に保管及び点検することにより、進展を抑制することができる。
• 規制当局としては、事業者の保管対策及び点検の適切性について、個別プラントごとに確認することが必要である。
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2-1 プラント長期停止期間中における保全に係る取組 ～実機反映例
 規制当局との意見交換内容を反映したATENAガイド発行後、ガイド記載の各経年劣化事象の影響について、各社は長期停止中の自プラントの保全計画に照らしてセルフチェックを実施の上で、必要に応じ計画の見直しを行い、停止期間が長期化している状況に適確に対応。

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

16

2-2 設計経年化管理に係る取組 ～背景・概要（1/2）

17 原子力発電所の設計は、従来から深層防護の考え方に基づいているものの、技術開発や運転経験の反映あるいは合理化のような検討の深まりに対応してきたことによって、プラントが造られた年代で設計に差がある。
 例えば、福島第一原子力発電所では、タービン建屋の地下階に安全系の電源系設備（非常用ディーゼル発電機、非常用電源盤）が設置され、これが津波による全電源喪失事故の一因となった。
タービン建屋の地下に安全系の電源系設備が設置されている設計は古いプラント固有の設計であり、津波等による浸水に対する脆弱性があったといえる。
 福島第一原子力発電所の事故を踏まえて策定された新規制基準に適合することで、このような脆弱性は改善しているが、規制要求を満たすことに甘んじることなく、プラント設計が異なることによる安全上の弱点を抽出する仕組みが重要であると判断し、プラント設計の違いに着目して安全性を評価する事
業者自主の仕組みとして「設計経年化評価」を導入することとした。
≪設計の経年化評価のイメージ≫

安全性

設計の経年化管理は規制要求を満たすことに甘んじることなく、自主的に安全性を高めていく活動

プラントC
プラントA

プラントB

他プラントとの比較や新知見等を踏まえて、設計の経年化に基づく着眼点を抽出し、対策を講じていく
規制要求●：自プラント〇：他プラント

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2-2 設計経年化管理に係る取組 ～背景・概要（2/2）

18

 設計経年化評価のうち内的事象に係る評価では、設計情報※を直接比較し、設計の差異を着眼点として抽出することとした。仮に設計思想が変わった場合、その変化は結果として設計の差として現れることから、内的事象に係る評価の中で抽出することができると考えている。
 一方で、外的事象については、プラントの頑健性が現場の配置等にも大きく影響を受けることから、系統図等の設計情報の比較だけでは、着眼点を抽出するには不十分である。そこで、プラントの設計基準を超えたハザードに対する脆弱性を評価するPRAやストレステスト等を実施し、脆弱性を大きく支配する設計上の特性を着眼点として抽出し、分析することとした。

※性能、系統構成、材料・材質、作動方法・インターロック、系統運用及び機器型式の視点から設計情報を比較する。ただし、材料・材質については、異常発生防止の最重要設備である原子炉冷却材圧力バウンダリに適用する。

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2-2 設計経年化管理に係る取組 ～評価の状況（1/3）

19 内的事象については、ATENAガイドラインに基づき、BWR・PWRともに、①設計情報の比較による
設計経年化の着眼点を抽出し、②評価、③対策案の検討を進めている。
 外的事象については、①設計経年化の着眼点の抽出の手法について検討している（地震、津波は検討完了。火災について検討している）。

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2-2 設計経年化管理に係る取組 ～評価の状況（2/3）

20 PRA評価（確率論的評価手法）、安全解析（決定論的評価手法）などを活用して評価し、影響度合いを分類整理する。以下の整理表イメージのとおり、設計差異の影響を３段階（有、軽微、無）に分類している。
＜PWRにおける内的事象に係る評価（共通事項）の整理表イメージ＞ 評価結果を踏まえ、影響度合いに応じ、必要な対策案を検討する（ハード対策に拘らず、ソフト対策の充実を考慮）。影響が軽微なものについても、費用対効果を踏まえつつ、積極的にソフト対策を行うこと
により、安全性向上を図ることとしている。
（ソフト対策として、抽出した知見を技術資料（教育資料等）へ反映し、運転員等の理解促進を図る
ことなどを考えている。）
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2-2 設計経年化管理に係る取組 ～評価の状況（3/3）

21

 一部PWR事業者においては、内的事象の評価結果を安全性向上評価にて届出済みである。
 「古い炉を運転するための知識・経験の不足」は、設計の違いを踏まえて教育等が適切に実施されていることがポイントになるため、設計の違いによる特徴を教育資料として取りまとめる取組を実施している。

関西電力（大飯３号機）第３回安全性向上評価届出書 九州電力（川内１号機）第６回安全性向上評価届出書

ハード対策 ○ 大飯３号機では設計初期より対応済もしくは既に設備対応により ○ 安全性への影響有と評価した主な設計の差異は以下のとおりであり、設備対策については、今後継続検討する。
導入済であることから追加でのハード対策等が不要であることを確認した。
➢ 非常用炉心冷却設備再循環切替操作について、手動・半自動・自動切替の発電所がある。（川内については、手動切替）➢ 一部の発電所では 1 次冷却材ポンプにシャットダウンシールが導入されている。（川内については、未導入）
ソフト対策○ 設計経年化評価から得られた知見の技術資料（教育資料等）への ○ 設計差異に対するソフト対策を以下のとおり実施する。
反映➢設計の経年化評価から得られた知見に関する技術資料の作成・共有他プラントとの設計差異に起因する、ＰＲＡ等の事故に至る頻度や事故発生時の影響等の評価結果の差異を把握することが重要で評価結果から得られた知見に基づく技術資料を作成し、関係者に共有する。これにより、川内 1 号機の安全性の特徴を理解し、あることから、これらの知見を技術資料（教育資料等）に反映し、運転員・保修課員等の知識向上を促進。
これを改良工事等の設計で考慮することで、安全性向上の一助としていく。

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

【参考】ECCS再循環自動切替操作手段の差異についての影響評価（1/3）＜ECCS再循環切替の概要＞

手動プラント

非常用炉心
冷却装置

格納容器

水位低下の検知と再循環切替操作実施の判断が必要

タンク

水源

原子炉
燃料棒

破損・
漏えい

閉止

開
ポンプ

ポンプ
再循環
切替操作
再循環サンプ22

閉手動プラント
水源開放

水源切替に伴う弁・ポンプ等の操作が必要

再循環サンプ【各プラントにおける水源切替に伴う弁・ポンプ等の操作】
・自動：高浜３，４号機、大飯３，４号機 ・半自動：敦賀２号機、泊３号機

・手動：その他プラント(1) 確率論的リスク評価の影響確認結果…「影響あり」
 再循環運転切替手段が異なることにより再循環運転切替に係る操作失敗確率に影響する。
 自動方式では運転員操作がないため、再循環切替操作の失敗によるCDFへの寄与は０であるが、手動方式及び半自動方式では、LOCA時における運転員の操作失敗によるCDFへの寄与が10-7/炉年オーダーであり、自動方式を採用すること
で全CDFは数10％程度の低減が可能。

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

【参考】ECCS再循環自動切替操作手段の差異についての影響評価（2/3）(2) 決定論的安全解析への影響確認結果①DB／SA解析への影響確認結果…「影響なし」
 設計差異が影響しうるDB事象としてLOCAがあげられるが、下図のとおり、再循環運転切替操作前に原子炉格納容器圧力は最大となり、切替操作時点では低下傾向となっているため、原子炉格納容器健全性については設計差異による影響を受けない。同様に、炉心冷却性についても、その評価指標である燃料被覆管最高温度は再循環運転開始前に発生するため影響を受けない。
 設計差異が影響しうるSA事象として全交流動力電源喪失時のRCPシールLOCA等の再循環運転による長期冷却が必要な事故シナ
リオがあげられるが、切替操作手段の差異によっても１次冷却系への注水、格納容器再循環ユニットによる格納容器気相部冷却は連続的に行われるため、有意な影響はない。
原子炉格納容器最高圧力（大破断LOCA時）の比較
自動方式

手動方式

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

23

【参考】ECCS再循環自動切替操作手段の差異についての影響評価（3/3）24(2) 決定論的安全解析への影響確認結果（続き）②放射線の環境影響（平常時被ばく評価）の確認結果…「影響なし」
 平常時の被ばく評価において、ECCS再循環自動切替操作手段の設計差異は評価条件に影響するものではないことから、放射線の環境への影響はない。
(3) その他①ヒューマンファクタへの影響確認結果…「影響あり」
 自動方式プラントでは、RWST水位低警報が発信前に行う準備操作、RWST水位低警報発信の確認、半自動方式
プラントで採用する再循環切替スイッチの投入操作、および、その後の再循環切替操作は、すべて自動化される。また、運転員は、自動切替後のラインアップ確認に集中することができ、半自動方式プラントに比べ、更に作業負荷の低減、
ヒューマンエラー発生の低減に寄与する。この効果は、事故時の事象進展が早く、運転員の時間余裕が短い大破断
LOCA事象で特に顕著になる。
 以上より、ヒューマンファクタの観点からは、手動方式プラント、半自動方式プラント、自動方式プラントの順に、運転員負荷が小さくなり、ヒューマンエラー発生が抑制され、有意な影響があると評価。
②他プラントでの経験及び最新知見への影響確認結果…「影響なし」
 高圧再循環時の取水方式の設計差異に関しては、他プラントでの経験及び最新知見において、設計差異の評価に影響するような知見はない。

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2-3 製造中止品管理に係る取組 ～取組背景と実施状況

25【従来の取組】• 既設プラントの安全機能の維持・向上のために、原子力発電所を構成する機器・系統・構築物の保守管理を、定期的かつ計画的に行っている• 運転開始以降、一部の部品やサービスが提供されなくなる事例が出てきているが、これに対しては、事前に調達先から製造中止等の情報を入手し、予備品の確保や代替品の開発、機器の取替等を行うことで、既設プラントの安全機能の維持、向上に取り組んでいる• 今後、長期運転を行っていくにあたって、時間の経過に伴い、一部部品の製造中止や既存メーカの撤退による事例が増加していくことが想定される• このような状況が顕在化した場合においても、事業者は、既設プラントの安全機能の維持・向上に
継続的に自主的に取り組んでいく• 今後、増加が予想される製造中止品への対応を確実にし、設備の機能を維持するために、これまで
主に発電所や担当部門単位で情報を入手し、対応を検討してきた取組を強化し、事業者が製造中止品情報をプラントメーカー等から、継続的に入手・整備し、それを一元的に管理し、事業者が連携して対応する仕組みを、ATENAの自主ガイドライン（製造中止品管理ガイドライン）として取りまとめ。各社はガイドに基づき、適切な管理の仕組み・体制を構築し、運用中。改正原子炉等規制法では、長期施設管理計画において製造中止品管理（技術の旧式化管理）について定め実施することとなっており、申請事業者はATENAガイドに基づき実施する旨を同計画に記載。
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

26

2-3 製造中止品管理に係る取組 ～具体的強化ポイント【強化ポイント①製造中止品情報の入手】［2］事業者は、自社の調達部門、設計部門及びサプライチェーン等から製造中止品
に関する情報を収集し、事業者間で情報提供（代替対応案含む）を行う。

【強化ポイント①製造中止品情報の入手】［1］事業者は、保守部品の製造中止品情報をプラントメーカ、サプライヤー等から受け取るだけでな
く、自ら定期的に情報提供を依頼し、能動的に製造中止品情報を入手する。

《B電力》（双方向の情報交換）（電力手配品）

サプライヤー(商社含む）
プラント
メーカー

《A電力》

B 原子力
発電事業者

（電力手配品）

サプライヤー(商社含む）
プラント
メーカー

関係協力会社

A 原子力
発電事業者

《C電力》
オーナーズグループでメーカーも参画した事業者間連携関係協力会社（請負者手配品）（電力手配品）

サプライヤー(商社含む）
プラント
メーカー

C 原子力
発電事業者

関係協力会社

No.

情
報
入

情報

手
日

提供
元

機器名

201
2019 9XX
-01
XX

○○
株式
会社

エリア放
射線モニ
タ(ARM)

時（請負者手配品）【強化ポイント①製造中止品情報の入手】［3］事業者間で情報を共有することで、製造中止品情報を抜けなく把握する。

対象ユニット（対象ユニットに○を記
入する）
N1

N2

U1

U2

○

○

―

―

製造中止品

・
サービス名称仕様
・型式

放射線検出器 ABC（LLレンジ） 0001-99

製造

供給メーカー 期限2021○○電機 XXX
工業
X（請負者手配品）【対応方策情報】・代替品有無・代替品仕様・型式
・納期
・代替品有
・型式:ABC-0091-99
・納期:6ケ月

代替対応案【強化ポイント②対策方針の策定】［4］入手した製造中止品情報について、プラン
トメーカー提示の代替対応案を踏まえ処置方針を明確にし、製造中止品管理リストを作成する。

【強化ポイント②対策方針の策定】［5］各社内で製造中止品管理担当者を設け、製造中止品管理リストを一元的に管理する。

対応方針

代替品へのリプ
レースを順次実
施【強化ポイント③対策の実施】［6］保守管理対象（機器名）、対象ユニットと製造中止品情報（仕様・型式・製造メーカー・供給
期限等）を紐付し、保全プログラムと連携する。

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2-4 プラント運転中も含めた経年劣化管理に係る取組（1/5）

27＜海外の長期運転状況：米国の例＞
米国では運転中のほとんどの原子炉が60年運転認可を取得済みであり、また、多くの原子炉が80年運転を目指している。
•••

運転中原子炉は94基(内訳：PWR63基、BWR31基)。なお、Vogtle-3が2023/7/31、 Vogtle-4が2024/4/29に商業運転開始。
94基中、60年運転認可更新(License Renewal：LR)取得：78基、80年運転認可更新(Subsequent
License Renewal：SLR)取得：６基、初期ライセンス：10基。
SLR審査中は15基。また、16基が申請予定。

運転年数40年以上が過半数↑ 米国炉の運転年数別の基数*

初期ライセンス(10基)
LR認可取得(78基)
SLR認可取得(6基)（2022年末時点。Vogtle-3､4は不含）← 米国炉の運転認可取得状況*（2022年10月時点。Vogtle-3､4は不含）
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

＊：2022-2023 Information Digest, U.S.NRC https://www.nrc.gov/docs/ML2304/ML23047A371.pdf

2-4 プラント運転中も含めた経年劣化管理に係る取組（2/5）

28

 80年認可が行われている米国最新知見を参考に高経年化対策（PLM）実施基準に記載の無い経年劣化
事象を抽出、また、取替困難機器※については、60年を超える評価期間を想定した場合の知見拡充事項を抽出し、レポートを取りまとめた（初版：2022/3，改定版：2024/6）。
 それらの知見拡充事項については、原子力学会、事業者、研究主体に対し提言等を行っていくとともに、その進捗をフォローしていくこととし、各組織において検討中／検討済の状況である。
【原子力学会】
 PLM実施基準の策定・改訂

情報共有
協力

【事業者】
 高経年化技術評価（PLM評価）
 保全活動（含：長期施設管理方針）
認可

PLM実施基準への反映検討の提言 等【規制当局】

情報共有
協力【PLM研究推進会議＊】
 産業界の研究計画策定・実施

情報共有

申請

高経年化対策・運転期間延長認可（2025年6月以降制度変更）【規制当局】
安全研究

経年劣化管理に係る知見の提供 等【ATENA】
安全な長期運転に向けた経年劣化に関する知見拡充レポート（概要：次葉）

米国最新知見を踏まえ経年劣化事象を網羅的に整理



取替困難機器※については、部位と経年劣化事象を組合せ、60年超の評価期間を想定した場合の知見拡充事項を具体的に整理・考察※取替困難機器・・・・取替による機能回復が困難な機器:従来から取り組んでいる内容

必要な研究の計画・実施の要請 等＊電中研、事業者、メーカ等で構成。
現在は「経年劣化知見拡充WG」となり
ATENA体制下に移管されている。
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2-4 プラント運転中も含めた経年劣化管理に係る取組（3/5）

29

 当該レポートでは以下の検討を実施し、各々の知見拡充事項を整理

 米国最新知見を踏まえた経年劣化事象を網羅的に整理 ⇒ PLM実施基準に無い経年劣化事象を抽出
取替困難機器における80年評価を想定 ⇒ 評価にあたっての知見拡充事項を整理＜米国最新知見に照らし着目すべき経年劣化事象の抽出＞＜国内で想定している経年劣化事象＞＜米国の80年運転認可で想定している経年劣化事象＞

 日本原子力学会PLM実施基準

 80年認可標準審査指針（NUREG2192：SLR-SRP）*
 80年認可劣化知見報告書（NUREG2191：SLR-GALL）
 60年⇒80年認可変更個所の技術根拠（NUREG2221）

 各プラントPLM評価書

比較・分析*

比較・分析の結果
PLM実施基準に記載の無い経年劣化事象として、ATENAレポート初版（SLR-SRPのNew事項）では3件、同じく改定版（SLR-SRPのModified事項）では2件を抽出。それらについては60年を超える事で顕在化する事象ではなく、
過去国内実機損傷事例はないが、PLM実施基準への反映の検討について、原子力学会へ提言。 ⇒ 25
＜取替困難機器の評価に係る知見拡充事項の整理（80年の評価期間を想定）＞
プラント運転期間に影響を及ぼす取替困難機器において部位と事象を組合せ、米国に倣い80年の評価期間を想定した場合に、従来のPLM評価手法で、科学的・技術的に評価可能か考察↓
望まれる知見拡充の取組を整理（中性子照射脆化で2項目抽出）⇒ 26
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.
＊：米国SRPでは、60年運転認可から80年運転認可への更新事項が「New（新規追加）」「Modified（修正）」「Deleted（削除）」「Edited（編集）」に分類されており、ATENAレポート初版ではNew事項，同改定版ではModified事項について分析を実施

2-4 プラント運転中も含めた経年劣化管理に係る取組（4/5）

30

米国最新知見（SLR-SRP）に照らし着目すべき経年劣化事象の抽出結果
60年超特有な事象ではないと考えられるものの、日本原子力学会へPLM実施基準への反映の検討について提言。
（そのうち、ATENAレポート初版で纏めたSLR-SRPのNew事項からの抽出結果については、PLM実施基準2023追補3に反映済）
PLM実施基準に記載が無い事項

左記項目に対する状況

事項関連
SLR-SRP New

事象

アルミ合金
使用機器

孔食
隙間腐食
SCC

• 国内で本事象による損傷事例は確認されていない。
• 各プラントのPLMでは、プールでの使用環境に照らし隙間腐食を評価対象に挙げ、プール水の塩
化物濃度管理を行った上で点検・保全を実施。

チタン合金使用
熱交換器伝熱管

SCC• 国内で本事象による損傷事例は確認されていない。
• 各プラントのPLMでは、海水等の使用環境に照らし、スケール付着等を念頭に点検・保全を実施。

炭素鋼製機器

埋設環境下で炭酸塩，重炭酸塩に曝される事による
SCC• 国内の原子力発電所の土壌は、炭酸塩，重炭酸塩に曝される土壌ではない。
• 国内で本事象による損傷事例は確認されていない。
• 米国においては、石油プラント等の埋設配管で炭酸塩に拠る割れが過去検出された例があることからSLR-SRPに取り込まれた項目であり、原子力発電所での損傷事例は無し。

チタン合金
使用機器

土壌／コンクリートに曝された場合の孔食及び隙間腐食• 国内で本事象による損傷事例は確認されていない。
• 従来のPLM評価の実績では、国内の原子力発電所で土壌／コンクリートに曝されるチタン合金
機器は見当たらない。

ほう酸水漏えい時の腐食• ほう酸水の漏えいが原因で、15%以上の亜鉛を含む銅合金設備が2次的損傷を受けた国内事例は確認されていない。
• 米国では、漏えいしたほう酸水を念頭において本事象を取り上げている一方、従来の国内PLM評価においては、ほう酸水の漏えいを前提とした経年劣化評価は実施していない。

同

設備

事項関連
Modified

15%以上の亜鉛を含む銅合金

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2-4 プラント運転中も含めた経年劣化管理に係る取組（5/5）

31

取替困難機器に対し、評価期間80年想定で必要と考えられる知見拡充事項
現状のPLM評価手法・データで80年の評価期間を想定した場合に、知見拡充が必要と考えられる事項は以下のとおりであり、ATENA「経年劣化知見拡充WG」を通じて検討を推進していく。

機器

事象

原子炉圧力容器

中性子
照射脆化

概要
＜JEAC4201の適用上限見直し＞• 現行のJEAC4201における関連温度移行量及び上部棚吸収エネルギー減少率の予測式には中性子照射量の適用上限がある。
• 個別プラントの稼働率等に依存するものの、80年の評価期間を想定する場合は、適用上限を超える照射量を受けるプラントが出てくる可能性があり、引続き監視試験等による高照射領域のデータの拡充を行い、必要に応じJEAC4201の適用上限拡大に資する。
＜監視試験片再生等＞• 建設時に装荷した監視試験片数には限りがあり、80年を想定する場合には監視試験片を十分に確保するため、使用済試験片の小型化再生や監視試験計画の高度化等、試験片の有効活用やその試験結果のデータ検証等について検討する。

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2-5 PWR1次系ステンレス鋼配管粒界割れの知見拡充（1/2）

32

事象の概要

•
•

2020年8月31日に配管の健全性を確認するために、大飯3号機において加圧器スプレイ配管の超音波探傷試験を実施したところ、１次冷却材管と加圧器スプレイ配管の接続部付近において有意な信号指示が認められた。
その後の破壊調査により、溶接熱影響部にて深さ4.4㎜、長さ60㎜の亀裂があることが明らかとなった。

実機対応状況

••大飯3号機の当該配管は新材に取り替えたのち運転に復帰し，現在も通常通り運転中。
また，類似性があると考えられる水平展開部位に対し，PWR各プラントで3定検連続で超音波探傷試験を実施中。
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.
（2024年7月時点で，延べ896箇所を検査したが，有意な指示は無し）

2-5 PWR1次系ステンレス鋼配管粒界割れの知見拡充（2/2）

33• PWR1次系環境下のステンレス鋼における粒界割れ事象は、実機事例が極めて少なく、発生に関するラボデータも極めて少ない事象であり、今後の原子力発電所の安全性・信頼性を確保するため、産業界で取り組むべき共通的技術課題とATENAは認識。
技術課題は大きく分けて「①発生メカニズムの解明」、「②亀裂がある場合の健全性評価」、「③検査技術の向上」の３分類であると整理。①及び②は外部有識者を交え知見拡充に向けた取組を実施中。③はレポート公開、安全対策完了済。

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

34

2-6 ATENAを中心とした経年劣化に係る今後の取組

 長期運転を見据えた安全・安定運転のための取組みとして、産業界一体で経年劣化管理に関する諸活動（最新知見の収集、運転経験の分析、規格策定、研究開発等）を戦略的・体系的に行っていくために、ATENAに関係機関で構成する「経年劣化知見拡充WG」を設置。
 本WGでは、最新知見・運転経験等を踏まえた課題を網羅的に整理の上、産業界大の活動の方向
性と達成目標を設定し、目標達成に向けて各種取組みを計画的に実施していく。

ATENA
経年劣化知見拡充WG
経年劣化に係る課題管理
・課題を網羅的に整理
・長期戦略に適った対応方針、
達成目標の設定

JANSI

メーカ

・国内外運転経験分析 ・最新知見の提供
・技術基盤の整備

対話

原子力
規制庁
学協会等

事業者

電中研

・保全活動の実施

・研究の実施Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

35

目次
1. ATENAについて
1-1 ATENAの概要
1-2 安全性向上に対する基本方針
2. 安全な長期運転に向けた経年劣化管理に関するATENAの取組
2-1 プラント長期停止期間中における保全に係る取組
2-2 設計経年化管理に係る取組
2-3 製造中止品管理に係る取組
2-4 プラント運転中も含めた経年劣化管理に係る取組
2-5 PWR1次系ステンレス鋼配管粒界割れの知見拡充
2-6 ATENAを中心とした経年劣化に係る今後の取組
3. まとめCopyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

36

3. まとめ•ATENAは、長期運転に関するこれまでの国内の経年劣化管理の取組みと海外知見を比較分析し、物理的な劣化／非物理的な劣化に係る各々の取組みを強化してきた。

•

国内では40年の運転期間を経験したプラントも現れ、経年劣化
事象の知見は蓄積しつつあるものの、経年劣化に関する知見は常に更新・拡充していくべきものである。

•

この見地に立ち、引続き長期運転における経年劣化管理に関する取組みを継続し、プラントの安全性の維持・向上に貢献していく。

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

37（参考）共通技術課題（テーマ）一覧

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

38（参考）技術レポート発刊実績および予定
2019年度
○国内原子力発電所における非常用ディーゼル発電機不具合の傾向と改善策について（発刊日）（2019年6月21日）（Rev.1 2019年11月7日）○原子力規制検査において活用する安全実績指標（PI）に関するガイドライン（2019年6月28日）○原子力発電所におけるサイバーセキュリティ対策導入自主ガイド（2020年3月12日）

2020年度（発刊日）○事業者検査に関する運用ガイドライン（2020年7月31日）○プラント長期停止期間中における保全ガイドライン（2020年9月25日）○設計の経年化評価ガイドライン（2020年9月25日）○製造中止品管理ガイドライン（2020年9月25日）○免震構造設計ガイドライン（2020年9月29日）○製造業者不適切行為の抑止及び発生時の対処ガイド（2020年10月28日）○デジタル安全保護回路のソフトウェア共通要因故障緩和対策に関する技術要件書（2020年12月24日）

2021年度○安全な長期運転に向けた経年劣化に関する知見拡充レポート（発刊日）（2022年3月25日）

2022年度○多様な設備による安全性向上のための保安規定改定ガイドライン（発刊日）（2022年7月29日）○デジタル安全保護回路のソフトウェア共通要因故障緩和対策に関する技術要件書（Rev.1 2022年10月5日）○原子力規制検査において活用する安全実績指標（PI）に関するガイドライン（Rev.1 2023年3月2日）○電磁両立性（EMC）に係る原子力発電所における今後の対応方針（2023年3月31日）

2023年度○PWR1次系ステンレス鋼配管粒界割れ 超音波探傷試験による亀裂性状把握手法の向上策○設計の経年化評価ガイドライン（2023年4月28日）（Rev.1 2023年6月6日）○BWRの原子炉建屋の水素防護対策に係るAMG改定等ガイドライン（2023年6月13日）○原子力規制検査において活用する安全実績指標（PI）に関するガイドライン

2023年度○安全な長期運転に向けた経年劣化に関する知見拡充レポート（Rev.2 2023年7月7日）（発刊日）（Rev.1 2024年7月23日）

発刊予定○液状化評価手法の高度化に関する報告書（仮称）（発刊日）

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

39

参考：略語集GALL

Generic Aging Lessons Learned

経年劣化管理教訓集

JANSI

Japan Nuclear Safety Institute

原子力安全推進協会

JEAC

Japan Electric Association Code

（日本電気協会）電気技術規程

NRC

Nuclear Regulatory Commission

米国原子力規制委員会

NUREG

Nuclear Regulatory Guide

米国原子力規制委員会規制指針

PLM

Plant Life Management

プラントライフマネジメント（便宜上、本資料では高経年化技術評価
をPLM評価、高経年化対策実施基準をPLM実施基準と略す）

SCC

Stress Corrosion Cracking

応力腐食割れSLR

Subsequent License Renewal

2回目の運転認可更新

SRP

Standard Review Plan

標準審査指針WG

Working Group

ワーキンググループ

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.