平成23年３月９日
原子力安全対策課(２ ２ － ９ ４ )＜11時記者発表＞

大飯発電所１号機の原子炉起動と調整運転の開始について（第２４回定期検査）

このことについて、関西電力株式会社から下記のとおり連絡を受けた。

記
大飯発電所１号機（加圧水型軽水炉；定格電気出力1 1 7 . 5万kW）は、平成22年12月10日から第24回定期検査を実施しているが、３月10日に原子炉を起動し、翌11日に臨界となる予定である。
その後は、諸試験を実施し、３月13日頃に定期検査の最終段階である調整運転を開始し、４月上旬には経済産業省の最終試験を受けて営業運転を再開する予定である。
１

主要工事等(1) 耐震裕度向上工事（図－１参照）
既設設備の耐震性を一層向上させるため、安全注入系統や余熱除去系統などの配管やアニュラス浄化系統や補助建屋よう素除去排気系統などのダクト、余熱除去クーラなどの機器の支持構造物を強化した。
(2) 化学体積制御系統小口径配管他取替工事（図－２参照）
国外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、１次冷却材の流れがない配管（高温環境で溶存酸素濃度が高い）の溶接部について、計画的に対策工事 ＊１ を実施しており、今回は当該系統１箇所について耐食性に優れた材料に取り替えた。また、取替え時の作業性を考慮し、対象箇所周辺の弁や配管の一部を取り替えた。
＊１

応力集中の小さい溶接形状への変更と耐食性に優れた材料への変更(3) 安全系計器用電源装置取替及び常用系直流電源装置他設置工事 （図－３参照）
安全系計器用電源装置の構成部品が製造中止となったことから、今後の保守性を考慮し、最新の電源装置に取り替えた。取替えにあたっては、電気・計装装置のデジタル制御による消費電力の増加を見据えて、電源-1-

容量（電源供給能力）が大きな装置に取り替えた。
また、この安全系計器用電源装置のバックアップ電源となる安全系直流電源装置について、今後の消費電力の増加を見据えて、新たに常用系直流電源装置を設置し、安全系直流電源装置に接続している一部の機器を移設した。
(4) １次冷却材ポンプ電源監視回路改造工事（図－４参照）
１次冷却材ポンプ駆動用電源の電圧および周波数の低下を監視する装置の電源が喪失した状態で運転することを防止するため、監視装置の電源が喪失した場合には中央制御室に警報を発報するとともに、「電源電圧低」および「電源周波数低」の信号を発信する回路構成に変更した。
＊２

敦賀発電所２号機で、１次冷却材ポンプ駆動用電源の監視装置の電源が喪失した状態で運転した事象を踏まえ、平成22年５月、原子力安全・保安院は、事業者に対し監視装置の電源が喪失した場合に中央制御室に警報を発報する等の設備改善を行うよう指示した。

(5) 格納容器再循環サンプスクリーン取替工事（図－５参照）
１次冷却材喪失事故時に格納容器再循環サンプスクリーンが異物混入により機能低下することを防止する観点から、スクリーンをより表面積が大きいものに取り替えた。
また、同スクリーンを通過した異物が流量調整弁で閉塞しないよう弁開度（隙間）を大きくするため、一部の流量調整弁を新品に取り替えるとともに、弁の下流側に流量調整用オリフィスを設置した。
＊３

国外ＢＷＲプラントでの非常用炉心冷却系統ストレーナの閉塞事象を踏まえた原子力安全･保安院の指示を受け、格納容器再循環サンプスクリーンの有効性を評価した結果、設備上の対策が必要であると評価された。なお、設備上の対策を講じるまでは、閉塞事象発生時対応マニュアルの整備などの暫定対策を講じており、安全上の問題が生じることはない。

(6) 原子炉容器供用期間中検査（図－６参照）
原子炉容器の供用期間中検査として、原子炉容器溶接部等の超音波探傷検査を行い、健全性を確認した。

２

設備の保全対策(1) ２次系配管の点検等（図－７参照)①関西電力㈱の定めた「２次系配管肉厚の管理指針」に基づき、２次系配管 1,494 箇所について超音波検査（肉厚測定）等を実施した結果、必要最小厚さを下回る箇所、および次回定期検査までに必要最小厚さを下回る可能性があると評価された箇所はなかった。
（超音波検査 1,448箇所、内面目視点検 46箇所）②今定期検査開始時に計画していた 93箇所の配管について、炭素鋼から耐食性に優れたステンレス鋼もしくは低合金鋼の配管に取り替えた。

-2-

３

蒸気発生器伝熱管の渦流探傷検査結果
蒸気発生器４台のうち、ＡおよびＣ－蒸気発生器伝熱管全数（3,382本×２台、計6,764本）について、渦流探傷検査を実施し、異常のないことを確認した。

４燃料集合体の取替え（図－８参照)燃料集合体全数 193 体のうち、56 体を全て新燃料集合体（55,000MWd/t高燃焼度燃料）に取り替えた。
このうち、Ａ型燃料の40体については、平成20年以降大飯発電所で発生した燃料漏えい＊４ の対策として、燃料集合体の下部ノズルにある流路孔を従来より小さくし、集合体下部コーナー部での１次冷却材の横向きの流れを減少させた改良型燃料を使用した。
また、燃料集合体の外観検査（18体）を実施した結果、異常は認められなかった。
＊４

大飯発電所では平成16年から高燃焼度燃料を採用している。この燃料採用以降、平成20年に大飯４号機で１体、平成21年に大飯２号機で２体、平成22年に大飯１号機で２体の計５体、全てＡ型燃料で漏えいが発生しており、一部の漏えい燃料は試験施設で詳細調査中である。
これまでの調査で、漏えいの原因は、Ａ型燃料の集合体下部コーナー部において、燃焼度が進んだ状態で、かつ原子炉の中央部に配置したケースで、燃料下部で隣接燃料への横流れにより燃料棒が通常よりも大きく振動し、下部支持格子のバネ板部等で被覆管の摩耗が進み漏えいしたものと推定された。
当面の対策として、Ａ型高燃焼度燃料では燃焼度制限（38,000MWd/t）を設けて使用している。

５

次回定期検査の予定
平成24年春頃

問い合わせ先(担当：有房)
内線2354・直通0776(20)0314-3-

図－１ 耐震裕度向上工事
工事概要
既設設備の耐震性を一層向上させるため、安全注入系統や余熱除去系統などの配管やアニュラス浄化系統や補助建屋よう素除去排気系統などのダクト、余熱除去クーラなどの機器の支持構造物を強化した。
＜支持構造物＞
２２９箇所
配管４２箇所
ダクト
１２箇所
機器
２８３箇所
合計

系統概要図
【凡例】

格納容器スプレイ系統 ７箇所

１次系
燃料取替用水タンク

ポーラクレーン １台

原子炉格納容器

主蒸気系統（２次系）

プラント排気系統 ２箇所

アニュラス排気筒

給水系統（２次系）

プラント排気筒

換気空調系

格納容器排気系統 ４箇所

その他

補助建屋よう素除去排気系統
１１箇所

エアリターン排気系統 ４箇所
ほう酸タンク

原子炉冷却系統
１８箇所

内部スプレイクーラ ２台
内部スプレイポンプ

主蒸気（タービンへ）

加圧器

蓄圧タンク

化学体積制御系統 ２箇所

放射性機器冷却水クーラ

放水口へ

蒸気発生器

安全注入系統６２箇所

充てん高圧注入ポンプ

主給水系統 １０箇所
主給水（復水器より）エアリターンファン

放射性機器
冷却水系統３４箇所

余熱除去クーラ ２台

補助給水系統２２箇所

アニュラス
浄化系統 ２１箇所

余熱除去ポンプ

海水系統
１箇所

主蒸気系統
２４箇所

アイスコンデンサ

余熱除去系統 ３６箇所
燃料１次冷却材ポンプ

燃料ピットクレーン １台

ディーゼル発電機
用配管系統 ８箇所

補助給水ポンプ
主復水タンク

原子炉容器

燃料ピット冷却浄化系統 ５箇所

再循環サンプ

燃料ピットポンプ
脱塩塔
計器用空気圧縮機

使用済燃料ピット

補助復水タンク
フィルタ

原子炉補助建屋

原子炉建屋

原子炉補助建屋等

計器用空気乾燥器
２台

直流電源装置２台、蓄電池２台（原子炉補助建屋等）

内部スプレイクーラの支持構造物の強化例（イメージ）

配管の支持部の強化例（イメージ）

【工事前】
スナバ

クランプ

【工事前】

【工事後】
内部スプレイクーラ

スナバの大型化

補強部材追加クランプを厚板化

サポート部材追加
ボルト追加

ボルト追加

：支持構造物強化箇所

- 4 -

【工事後】

図－２ 化学体積制御系統小口径配管他取替工事
工事概要
国外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、１次冷却材の流れがない配管（高温環境で溶存酸素濃度が高い）の溶接部について、計画的に対策工事を実施しており、今回は当該系統１箇所について耐食性に優れた材料に取り替えた。また、取替え時の作業性を考慮し、対象箇所周辺の弁や配管の一部を取り替えた。
取替概要図
取替箇所
系統名

対象箇所

箇所数

化学体積制御系統

抽出水ライン再生クーラ入口配管

１箇所

【説明】
：取替範囲
主蒸気（タービンへ）

蒸気発生器
加圧器

主給水（復水器から）：酸素型応力腐食割れの可能性が高いと考えられる部位

ベント弁

１次冷却材ポンプ

抽出水ライン

非再生クーラ

原子炉容器
再生クーラ

体積制御タンク

概略図（変更前）
耐食性に優れた材料（ｽﾃﾝﾚｽ鋼 ３１６）

耐食性に優れた材料（ｽﾃﾝﾚｽ鋼 ３１６）

（変更後）充てん高圧注入ポンプ（ｽﾃﾝﾚｽ鋼 ３０４）

- 5 -

図－３

安全系計器用電源装置取替及び常用系直流電源装置他設置工事

工事概要
安全系計器用電源装置の構成部品が製造中止となったことから、今後の保守性を考慮し、最新の電源装置に取り替えた。取替えにあたっては、電気・計装装置のデジタル制御による消費電力の増加を見据えて、電源容量（電源供給能力）が大きな装置に取り替えた。
また、この安全系計器用電源装置のバックアップ電源となる安全系直流電源装置について、今後の消費電力の増加を見据えて、新たに常用系直流電源装置を設置し、安全系直流電源装置に接続している一部の機器を移設した。
系統概要
［工事前］

安全系交流440V母線
安全系直流電源装置

安全系計器用電源装置
交流→直流変換
計器用
後備変圧器

計器用
インバータ

蓄電池

計器用電源

計

計

計

計

安全系直流母線

計器

器

器

器

器

盤

盤

盤

盤

盤

安全系交流母線からの電源供給が停止した場
合、蓄電池から電源が供給される。

・中央制御盤・原子炉保護計装盤
・原子炉制御計装盤・その他監視装置盤 他

安全系機器

安全系機器

常用系機器

・安全防護系リレー
・非常用D/G制御盤
・補助給水ポンプ起動盤
・安全系計器用電源装置
・安全系制御盤 他

常用系機器

常用系機
器

・タービン非常用油ポンプ
・発電機直流密封油ポンプ
・常用系計器用電源装置
・常用系制御盤・常用系電磁弁 他

デジタル制御により消費電力増加［工事後］
安全系交流440V母線

常用系交流440V母線①容量が大きい装置に取替

安全系計器用
電源装置

安全系直流電源装置
交流→直流変換

計器用
インバータ

計器用
後備変圧器

常用系直流電源装置
交流→直流変換蓄電池
蓄電池②③によりバックアップ
電源の余裕を確保
計器用電源

常用系直流母線

安全系直流母線

計計計

計

計器

器

器

器

器

盤

盤

盤

盤

盤

安
全系機
器

安
全系機
器

常用系機
器

②新たに設置

③移設

常用系機
器

常用系機
器

＜移設負荷＞
・タービン非常用油ポンプ
・発電機直流密封油ポンプ
・常用系計器用電源装置 他- 6 -

図－４ １次冷却材ポンプ電源監視回路改造工事
工事概要
１次冷却材ポンプ駆動用電源の電圧および周波数の低下を監視する装置の電源が喪失した状態で運転することを防止するため、監視装置の電源が喪失した場合には中央制御室に警報を発報するとともに、「電源電圧低」および「電源周波数低」の信号を発信する回路構成に変更した。

概 要 図
電源が喪失した場合には中央制御室に警報を発信（新設）

原子炉格納容器
蒸気発生器

主蒸気（タービンへ）

原子炉容器
加圧器
制御棒

主給水（復水器から）警報発信（中央制御室）変更前
A系直流電源

B系直流電源

Ａ
ポン
プ

Ｂ
ポン
プ

Ｃ
ポン
プ

Ｄ
ポン
プ

電源喪失時の信号を発信する回路に変更した場合、一方の系統が電源喪失となった場合、２つの監視装置が停止し、原子炉トリップ信号が発信することから、独立して電源を供給する系統に変更した。

１次冷却材ポンプ
Ａ，Ｂ，Ｃ，Ｄ
Ａ１次冷却材ポンプ電源
6900Ｖ電源しゃ断器

電源スイッチ

検出器
２

検出器
３２／３

検出器
１

検出器
２検出器
３検出器
１検出器
２検出器
３２／３２／３

電源スイッチ

Ｄ１次冷却材ポンプ電源

Ｂ１次冷却材ポンプ電源
検出器
１Ｄ系計器用電源

電源スイッチ

電源スイッチＣ１次冷却材
ポンプ電源
検出器
１Ｂ系直流電源

Ｃ系計器用電源

Ａ系直流電源検出器
２検出器
３２／３電動機

電動機

電動機

電動機

ＡＣ

Ｂ

Ｄ

電源が喪失した場合には、「電源電圧低」「電源周波数低」信号を発信するよう回路を変更
２／４- 7 -原子炉トリップ信号図－５ 格納容器再循環サンプスクリーン取替工事
工事概要
１次冷却材喪失事故時に格納容器再循環サンプスクリーンが異物混入により機能低下することを防止する観点から、スクリーンをより表面積が大きいものに取り替えた。
また、同スクリーンを通過した異物が流量調整弁で閉塞しないよう弁開度（隙間）を大きくするため、一部の流量調整弁を新品に取り替えるとともに、弁の下流側に流量調整用オリフィスを設置した。

系統概要図（格納容器再循環サンプ使用時）

流量調整用オリフィス設置、弁取替
原子炉格納容器【凡例】：設置する流量調整用オリフィス

オリフィス設置：低温側注入ライン：１６台（８系統×２台）：高温側注入ライン：２台（２系統×１台）
弁取替：低温側注入ライン：４台（４系統×１台）：高温側注入ライン：２台（２系統×１台）

格納容器スプレイ：取替える流量調整弁

主蒸気（タービンへ）

蒸気
発
生器

内部スプレｲポンプ
充てん
高圧注入ポンプ

原子炉
容器

高圧注入ポンプ

燃料取替
用水タンク

主給水（復水器から）弁取替＜取替前後仕様変更なし＞
型式：ニードル弁
材質：ステンレス鋼

1次冷却材
ポンプ

余熱除去ポンプ

流量調整弁の隙間
オリフィス設置前 ： 約０．３mm
オリフィス設置後 ： ２mm以上

格納容器再循環サンプ

1次冷却材

冠水時の水位
EL約１６．０ｍ

穴の直径：約１３mm 穴の直径：約８mm
材質：ｽﾃﾝﾚｽ鋼
材質：ｽﾃﾝﾚｽ鋼

スクリーン
EL：約１２．０ｍ

１次冷却材配管破断時に１次冷却材が流出（１次冷却材喪失事故）

配管内径
約４３ｍｍ

参考 (スクリーン取替イメージ)
工事前

項目
平面図

スクリーン

工事後（イメージ）

断面図

工事
前
後
設
備
概要
図

平面図

：１次冷却材の流れ

断面図

スクリーン

1次冷却材

：１次冷却材の流れ

1次冷却材＊：新型スクリーンは複数のモジュールで構成されている

内部スプレイポンプへ余熱除去ポンプへ内部スプレイポンプへ余熱除去ポンプへ

スクリーンの写真モジュール構造図：１次冷却材の流れ

スクリーンの写真

ス
ク
リ

ヘッドカバー

約３５ｃｍ

ー

ろ過穴
スクリーン拡大図

ンの概要

約２．５ｃｍ
約１．４ｃｍ

スクリーン

約２６０㎝

多孔板
（ﾃﾞｨｽｸ）

下から見た写真【モジュール１基の大きさ】
大きさ：高さ約２．７ｍ、幅約１ｍ、奥行き約１ｍ
多孔板６２枚、多孔板１枚の面積約１．３ｍ２

ろ過穴（縦） 約５ｍｍ × （横） 約５ｍｍ

全体の表面積約１４．７ｍ ×１

約５７８ｍ２ ×１

材質

ステンレス鋼ステンレス鋼（直径） 約１．７ｍｍ

２- 8 -

コアチューブ

図－６

原子炉容器供用期間中検査

検査概要
原子炉容器の供用期間中検査として、原子炉容器溶接部等の超音波探傷検査を行い、健全性を確認した。

原子炉容器
上蓋

超音波探傷検査の箇所：検査箇所（７年間で100%実施 ）ボルト・ナット

⑥
①

胴フランジ

④

②

セーフエンド上蓋フランジ

⑤

胴

③

入口管台

①入口管台と胴との溶接部（Ａ～Ｄﾙｰﾌﾟ）出口管台と胴との溶接部（Ａ～Ｄﾙｰﾌﾟ）
全８箇所の溶接部全周を検査

①

出口管台

④
中間胴

②入口管台とセーフエンドとの溶接部（Ａ～Ｄﾙｰﾌﾟ）出口管台とセーフエンドとの溶接部（Ａ～Ｄﾙｰﾌﾟ）
全８箇所の溶接部全周を検査
下部胴④③入口管台内面丸み部（Ａ～Ｄﾙｰﾌﾟ）出口管台内面丸み部（Ａ～Ｄﾙｰﾌﾟ）
全８箇所の丸み部を検査④胴の溶接部
全６箇所の溶接部全周（全長）を検査⑤胴フランジネジ穴のネジ部
５４箇所中１４箇所を検査

下部鏡板⑥スタッドボルト
５４本中１４本を検査

検査装置の概要
位置標定装置マニピュレータ

車輪
水中台

探触子
原子炉容器

吸着パッド

検査アタッチメント（超音波探触子）

旋回スラスタ（プロペラ）- 9 -②

図－７ ２次系配管の点検等
点検概要
今定期検査において、合計１，４９４箇所について超音波検査（肉厚測定）等を実施した。
＜超音波検査（肉厚測定）：１，４４８箇所、目視検査：４６箇所＞○２次系配管肉厚の管理指針に基づく超音波検査（肉厚測定）部位「２次系配管肉厚の管理指針」の点検対象部位

今回点検実施部位

主要点検部位

1,425763

その他部位

1,938685

合計

3,363

1,448

○２次系配管肉厚の管理指針に基づく内面目視点検
高圧排気管の直管部４６箇所について、配管内面から目視点検を実施した。
(結果)
必要最小厚さを下回っている箇所、および次回定期検査までに必要最小厚さを下回る可能性があると評価された箇所はなかった。

○過去の点検において減肉が確認された部位４７箇所、配管取替え時の作業性を考慮した部位４６箇所、合計９３箇所を耐食性に優れたステンレス鋼もしくは低合金鋼の配管に取り替えた。

系統別概略図【取替理由】

復水系統
給水系統
主蒸気系統

：主な配管取替箇所

蒸気発
生器

高圧タービン①②

低圧タービン

復水器
湿分分離加熱器

SGﾌﾞﾛｰﾀﾞｳﾝ

復水ポンプ

グランド
コンデンサ

① 過去の点検結果で減肉が認められているため計画的に取り替えた箇所（４７箇所）
・必要最小厚さとなるまでの期間が１０年未満の箇所
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼
３３箇所
炭素鋼 ⇒ 低合金鋼
６箇所
・必要最小厚さとなるまでの期間が１０年以上の箇所
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼
５箇所
炭素鋼 ⇒ 低合金鋼
３箇所
②配管取替時の作業性＊を考慮して取り替えた箇所（４６箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼
２８箇所
炭素鋼 ⇒ 低合金鋼
１８箇所
［合計 ９３箇所］

復水処理装置①②①
高圧給水加熱器

第１～５低圧給水加熱器

給水ポンプ

①②
復水ブースタポンプ- 10 -＊配管取替時に近傍の配管も一緒に取替えた方が作業がし易いため取替えた。

図－８ 高燃焼度１７×１７A型燃料集合体の漏えい事象を踏まえた対策

（1／２）

燃料集合体
漏えい燃料の特徴
・ウラン燃料約40,000MWd/ｔ以上、ガドリニア入り燃料約37,000MWd/ｔ以上の燃焼度で漏えい
・原子炉での配置は炉心中央から4列目までの位置
・漏えい燃料棒は集合体内の外周に近いコーナー部の燃料棒
・第９支持格子部に支持板やばね板と燃料棒の間に隙間や入り込みが認められるものがある【燃料棒の位置】・漏えい燃料棒は集合体内の外周に近いコーナー部で発生している。
：漏えいのあった燃料棒位置：漏えいはなかったものの、隙間のあった燃料棒位置【炉内配置図】
下部炉心板の流路孔位置：漏えいのあった燃料集合体大飯４号機(1体)

大飯2号機(1体)

大飯2号機(1体)

要因 ：燃料集合体内の流れの強さの分布
下部ノズルの流路孔が大きいことにより、燃料集合体内の流れの強さに差が生じ、この差により横向きの流れが生じる。

【燃料下部の拡大図】

横向きの流れ

流れの強さの差大飯1号機(1体)

大飯1号機(1体)・炉心中心から４列目までに装荷された際に漏えいが発生している。

下部ノズル（１／４カット）

大きい流路孔

下部炉心板

摩耗の発生
燃料集合体の要因に加えて、炉心中央部の流れが強いことも加わり、横向きの流れが強くなり、燃料棒が通常よりも大きく振動し、フレッティング摩耗が進展したと推定した。

１次冷却材
要因 ：燃料の種類による流入量の相違
・下部構造の違う燃料が隣接すると、流れ易さの違いにより、１次冷却材の流入量が異なり、横向きの流れが強くなる。
＜下部構造が異なる燃料＞＜漏えいした燃料＞

燃料棒
ばね板
支持板

流入量が多くなる
ことで横向きの流れが強くなる

支持格子の位置に約１ｃｍの差）））支持板

燃料棒

ばね板
下部ノズル
（１／４カット）

流路孔が小さく流れにくい

下部ノズル（１／４カット）

１次冷却材の流入量が異なる

流路孔が大きく流れ易い- 11 -

摩耗

支持格子（（（支持板照射後試験による観察
大飯4号漏えい燃料棒

図－８ 高燃焼度１７×１７A型燃料集合体の漏えい事象を踏まえた対策（２／２）

対策（下部ノズルの設計変更）
下部ノズルの設計を変更し流路孔を小さく（小径多孔化）することにより、以下の改善を図る。
・集合体内での１次冷却材の流れの強さの差を小さくする。
・下部構造の流れ易さの違いによる１次冷却材の流入量の差を解消する。
対 策
下部ノズル［上から見たもの］

設計変更

現行Ａ型燃料

下部ノズルの流路孔を小さなものに変更

変更後

現行

１次冷却材の流れが整えられる
流れが抑えられる

下部ノズル
下部炉心板

燃料の種類による流入量の差

燃料集合体内の流れの強さの分布現行変更後

現行

変更後

＜下部構造が異なる燃料＞＜Ａ型＞＜下部構造が異なる燃料＞

流れの強さが平坦化
下部ノズル

横向きの流れが減少

流入量の差が解消

下部炉心板

１次冷却材
１次冷却材

横向きの流れが抑えられ、燃料棒が振動しにくくなる- 12 -＜Ａ型＞

別

大飯発電所１号機

紙

第２４回定期検査の作業工程

平成２２年１２月１０日から、以下の作業工程で実施している。
（平成２３年３月９日現在）
平成２２年１２月

平成２３年１月

平成２３年２月

平成２３年３月

解列
12月10日並列（3月13日頃予定)

平成２３年４月

総合負荷性能検査(4月上旬予定)

出力上昇試験

１次冷却材系統降温
原子炉容器開放

原子炉容器組立
燃料装荷

燃料取出

起動試験

１次系弁・ポンプ点検

主ＲＣＳ漏えい検査

原子炉供用期間中検査

起動前弁点検要工程Ａ，Ｃ－蒸気発生器伝熱管渦流探傷検査
年
末・年
始

耐震裕度向上工事

化学体積制御系統小口径配管他取替工事

常用系直流電源装置他設置工事

格納容器再循環サンプスクリーン取替工事：主要作業予定：その他作業予定

安全系計器用電源装置取替工事

黒塗りは実績を表す。

[参考] 高経年化対策として実施した主な作業
ケーブル取替工事
事故発生時に使用する設備の電気・信号ケーブルは、長期健全性試験による評価を行なった結果、絶縁体の絶縁低下により機器の健全性に影響を与える可能性はないが、他の製造メーカのケーブル評価から健全性を確認したケーブルについては、念のため取り替えを実施した。