平成22年５月７日
原子力安全対策課(２ ２ － １ ８ )＜14時記者発表＞

高浜発電所４号機の原子炉起動と調整運転の開始について（第１９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

高浜発電所４号機（加圧水型軽水炉；定格電気出力8 7 . 0万kW）は、平成
22年２月４日から第19回定期検査を実施しているが、５月８日に原子炉を起動し、同日に臨界となる予定である。
その後は、諸試験を実施し、５月12日頃 ※ に定期検査の最終段階である調整運転を開始し、６月上旬には経済産業省の最終試験を受けて本格運転を再開する予定である。
※

１

タービンバランシング作業（調整運転開始前にタービンの回転数を上昇させて振動を測定し、振動が大きい場合には、タービン車軸にバランスウエイトを取り付け、振動が小さくなるように調整する作業）の実施の有無により、調整運転開始日が前後する。

主要工事等(1)１次冷却材ポンプ供用期間中検査（図－１参照）
１次冷却材ポンプの供用期間中検査として、Ｃ号機の主フランジ締め付け部やケーシング内表面について、外観目視点検や超音波探傷検査を行い、健全性を確認した。
(2)低圧タービン取替工事（図－２参照）
国外で発生した低圧タービン円板の翼溝部の応力腐食割れ事象に係る予防保全対策として、低圧タービン（３基）について、熱処理により従来より耐食性を向上させた低合金鋼と発生応力が低減される構造（翼溝と翼根の大型化）を採用したものに取り替えた。
＊１

今回の取替については、平成19年に事前了解している工事である。また、当該工事に伴い、タービン性能が向上することにより、定格熱出力一定運転において電気出力が(約1.5～３％)上昇する。

-1-

(3)600系ニッケル基合金溶接部の応力腐食割れに係る予防保全工事（図－３参照）
国内外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、600系ニッケル基合金が使用されている原子炉容器出入口管台について超音波探傷検査を、原子炉容器炉内計装筒の内面及び管台溶接部については、渦流探傷試験や外観目視点検を行い、健全性を確認した。
また、予防保全対策として、原子炉容器炉内計装筒の内面及び管台溶接部について、表面の残留応力を低減させるためウォータージェットピーニング工事 ＊２ を施工し、加圧器サージ管台、安全弁管台、逃がし弁管台、スプレイライン管台について、600系ニッケル基合金で溶接された管台から耐食性に優れた690系ニッケル基合金で溶接された管台に取り替えた。
＊２

金属表面に高圧ジェット水を吹きつけることにより、金属表面の引っ張り残留応力を圧縮応力に変化させる。

(4)格納容器再循環サンプスクリーン取替工事（図－４参照）
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。
＊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。

(5)１次系小口径曲げ配管取替工事（図－５参照）
国外ＢＷＲプラントにおいて、芯金を使用して曲げ加工した配管の内面で応力腐食割れが発生した事象を踏まえ、予防保全として、１次冷却材系統につながる曲げ配管のうち、芯金を使用して曲げ加工したものを、芯金を使用せずに曲げ加工した配管に取り替えた。
(6)高サイクル熱疲労割れに係る対策工事（図－６参照）
国内外ＰＷＲプラントにおける高サイクル熱疲労割れ事象（温度揺らぎによる熱疲労）を踏まえ、安全注入系統の補助注入ライン高温側２箇所、低温側１箇所に弁を追加した。また、作業時の作業性を考慮し、対象となる部分周辺の配管の一部を取り替えた。
(7)原子炉保護装置取替工事（図－７参照）＊４
原子炉保護装置 の電子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て、一部を最新設計のものに取り替えるとともに、１次冷却材系統の圧力・温度等を測定する検出器について、信頼性向上のため、現在３台のものを４台に変更し、原子炉停止信号や工学的安全施設作動-2-信号の発信に用いられている信号を増やした。
＊４

１次冷却材系統の圧力・温度信号などからプラント異常を検出して、原子炉トリップしゃ断器および工学的安全施設を動作させるための信号を送る装置(8)原子炉照射試験片取出工事
中性子照射による原子炉容器の材料特性変化を定期的に把握するため、原子炉容器内部に設置している照射試験片を取り出した（今回で４回目）。
２設備の保全対策(1)２次系配管の点検等（図－８参照）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740箇所 ＊５ について超音波検査（肉厚測定）を行った結果、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。
＊５：今定期検査開始時には、726箇所の超音波検査を実施する計画であったが、他プラントにおいて減肉傾向が認められた部位の類似部位14箇所を追加し、合計740箇所について超音波検査を実施した。

②今定期検査時に計画していた173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。
３

蒸気発生器伝熱管の渦流探傷検査結果（図－９参照）

蒸気発生器３台の伝熱管全数（既施栓管を除く計9,757本）について、渦流探傷検査を実施した結果、Ｃ－蒸気発生器の伝熱管１本で高温側管板拡管部に、有意な欠陥信号が認められた。
原因は、過去の調査結果から、蒸気発生器製作時に伝熱管を管板部で拡管する際、伝熱管内面で局所的に大きな引張り応力が残留し、これと運転時の内圧とが相まって、伝熱管内面で応力腐食割れが発生したものと推定した。
対策として、当該伝熱管を使用しないこととし、閉止栓（機械式栓）を施工した。
［平成22年３月16日、23日 公表済］
４

燃料取替計画燃料集合体全数 157 体のうち、81体（うち60体は新燃料集合体）を取り替えた。
燃料集合体の外観検査（32体）を実施した結果、異常は認められなかった。

-3-

５

次回定期検査の予定
平成23年夏頃

問い合わせ先(担当：神戸)
内線2353・直通0776(20)0314

-4-

図－１

１次冷却材ポンプの供用期間中検査

検査概要

１次冷却材ポンプの供用期間中検査として、Ｃ号機の主フランジ締め付け部やケーシング内表面について外観目視点検や超音波探傷検査を行ない、健全性を確認した。

系統概要図

１次冷却材ポンプの概要図

【凡例】

蒸気
発
生器

加圧器

：１次冷却材の流れ
モータ軸【１次冷却材ポンプの主な仕様】
・容量
２０，１００ｍ３／ｈ
・モータ出力 ４，４８０ｋＷ
・回転数
１，１９０ｒｐｍ

原子
炉
容器

主軸
主フランジ

１次冷却材ポンプ（Ａ，Ｂ，Ｃ）

吐出ノズル

ケーシング
インペラ

吸込ノズル

Ｃ号機 １次冷却材ポンプの点検概要図
モータスタンド

ナット

主フランジナットおよびワッシャ全２４組中の６組（２５％）を外観目視点検
ワッシャ

主フランジ

スタッドボルト全２４本中の６本（２５％）を超音波探傷検査

熱遮へい装置スタッドボルト
1次冷却材
ケーシング

ケーシングの内表面の１００％を目視点検-5-図－２

低圧タービン取替工事

工事概要
低圧タービン円板の翼溝部の応力腐食割れに係る予防保全対策として、低圧タービンを、熱処理によって従来より耐食性を向上させた低合金鋼と、発生応力が低減される構造（翼溝と翼根の大型化）を採用したものに取り替えた。

低圧タービン取替概要図：翼取付部【タービン発電機全体図】【低圧タービン断面図】

主要取替部品発電機
湿分分離加熱器

・・・低圧ロータ②・・・内部車室①・・・最終翼群

低圧タービン（３基）

約４．５ｍ

高圧タービン・・・上流段翼・・・翼環

④③
約８．６ｍ

①全一体ロータの採用（SCC予防保全対策）
・熱処理により従来より耐食性を向上させた低合金鋼（SCC感受性を低くした材料）を使用した全一体ロータを採用。
また、翼溝と翼根の大型化により発生応力を低減②完全3次元流体設計翼の採用（効率向上）
・従来の平行翼から3次元形状とすることにより、翼を通過する蒸気の流れにより発生する損失を低減

翼溝の断面図

【工事前】

翼溝

【工事前】

【工事後】

【工事後】

翼溝（大型化）

円板を加熱後、軸に挿入したロータ（焼きばめ）

軸と円板を一体成型したロータ③ISB翼の採用（信頼性向上）
・遠心力による翼の捩り捩りを利用してかみ合わせた
全周綴り構造の採用により、振動応力を低減（ISB：Integral Shroud Blade）【工事後】

翼根(大型化)④最終翼の長大化（信頼性/効率向上）
・最終段動翼を長大化し、蒸気流速を減速させる
ことで、翼振動応力を低減
・最終段動翼を長大化し、排気損失を低減【工事前】

40インチ翼（約100cm）

-6-

【工事後】

46インチ翼（約115cm）

図－３ ６００系ニッケル基合金溶接部の応力腐食割れに係る予防保全工事
工事概要
国内外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、600系ニッケル基合金が使用されている原子炉容器出入口管台について超音波探傷検査を、原子炉容器炉内計装筒の内面及び管台溶接部については、渦流探傷試験や外観目視点検を実施し、健全性を確認した。
また、予防保全対策として、原子炉容器炉内計装筒の内面及び管台溶接部について、表面の残留応力を低減させるため、ウォータージェットピーニング工事を施工し、加圧器サージ管台、安全弁管台、逃がし弁管台、スプレイライン管台について、600系ニッケル基合金で溶接された管台から耐食性に優れた690系ニッケル基合金で溶接された管台に取り替えた。
加圧器安全弁

系統概要図
加圧器逃がしタンク

蒸気
発
生器

加圧器
スプレイ弁

加圧器逃がし弁

原子炉容器

加圧器

１次冷却材ポンプ

加圧器管台（サージ管台１箇所、安全弁管台３箇所
逃がし弁管台１箇所、スプレイ管台１箇所）

原子炉容器出入口管台（入口管台３箇所、出口管台３箇所）
点検：超音波探傷検査

予防保全工事：管台取替（600系ニッケル基合金→ 690系ニッケル基合金）
【工事前】
【工事後】
オーバーレイ（ステンレス鋼）
管台（低合金鋼）
溶接継手
600系ニッケル基合金

セーフエンド（ステンレス鋼）

690系
ニッケル基合金

原子炉容器炉内計装筒管台および母材内面（内面及び管台溶接部 50箇所）

ウォータージェットピーニングの原理

点検：渦流探傷試験、外観目視点検【原理イメージ図】

予防保全工事：ウォータージェットピーニング工事

水ノズル
回転ノズル

気泡を伴う
ウォータージェット

回転

上下に動く

溶接部（管台）（600系ニッケル基合金）
オーバーレイ（ステンレス鋼）

管台にウォータージェットピーニングを実施
母材内面にウォータージェットピーニングを実施

原子炉容器（低合金鋼）
炉内計装筒（600系ニッケル基合金）-7-

金属（母材）
溶接部(600系ニッケル基合金)【説明】
水中で高圧ジェット水（約６０MPa）をノズルから噴射すると気泡が発生する。この気泡は、高速のウォータージェット流に乗って流れ、金属表面近傍で崩壊する。その時に生じる衝撃力で金属表面をたたき（ピーニング）、金属表面近傍の引っ張り残留応力を圧縮応力に変化させる。

図－４ 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る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の大きいものに取り替えた。
系統概要図（格納容器再循環サンプ使用時）
原子炉格納容器
燃料取替用水タンク

格納容器スプレイ
主蒸気（タービンへ）

蒸気
発
生器

格納容器
スプレイポンプ

主給水（復水器から）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）

余熱除去ポンプ
原子炉容器

1次冷却材

格納容器再循環サンプ

1次冷却材ポンプ

冠水時の水位 EL約１２ｍ

スクリーン
EL：約１０ｍ

スクリーンの取替概略図
工事前

項目
平面図

工事後
：１次冷却材の流れ

平面図：１次冷却材の流れ

①①

原子炉
容器

原子炉
容器

＊：新型スクリーンは複数のモジュールで構成されている

スクリーン
スクリーン

再循環サンプスクリーンの概要図

壁

②①断面図

② ②断面図

①断面図

②断面図
1次冷却材

1次冷却材
格納容器
スプレイポンプへ
余熱除去ポンプへ

約３．２ｍ

格納容器
スプレイポンプへ
余熱除去ポンプへ

約３．２ｍ

約１．５ｍ

約２．５ｍ

格納容器
スプレイポンプへ
余熱除去ポンプへ

約３．２ｍ

格納容器
スプレイポンプへ
余熱除去ポンプへ

約１．５ｍ

約２．５ｍ

スクリーンの写真

スクリーンの写真：１次冷却材の流れ

ヘッドカバー

スクリーン

約３．２ｍ

モジュール構造図
約４５ｃｍ

スクリーンの概要

スクリーン拡大図

ろ過穴
約２．５ｃｍスクリーンのイメージ図

約140㎝

約１．４ｃｍスクリーン拡大図

多孔板（ﾃﾞｨｽｸ）【モジュール１基の大きさ】
大きさ：高さ約１．５ｍ、幅約１ｍ、奥行き約１ｍ
多孔板３３枚、多孔板１枚の面積約１．３ｍ２

ろ過穴
全体の表面積材質

約２ｍｍ × 約５．０ｍｍ
２① ： 約２６ｍ

コアチューブ

直径 約１．７ｍｍ
２① ： 約３１０ｍ２② ： 約２６ｍ

ステンレス② ： 約３１０ｍ２

ステンレス-8-

図－５ １次系小口径曲げ配管取替工事
工事概要

国外ＢＷＲプラントにおいて、芯金を使用して曲げ加工した配管の内面で応力腐食割れが発生した事象を踏まえ、予防保全として、１次冷却材系統につながる小口径曲げ配管のう
ち、芯金を使用して曲げ加工したものを、芯金を使用せずに曲げ加工した配管に取り替えた。
工事概要図 （曲げ加工方法）
工事前（芯金を使用した曲げ加工）

工事後（芯金を使用しない曲げ加工）
【正面図】

曲げ金型

【正面図】

改良曲げ金型

芯金

芯金

押さえ金具

台台

押さえ金具

【改良曲げ金型】
配管との隙間を狭くした曲げ金型に変更したことで、芯金が不要となった。

配管内に芯金を挿入し、曲げ金型を回しながら曲げていく。

内面が硬化

移動

移動

取替範囲概要図：取替範囲
余熱除去ポンプへ
加圧器

原子炉
容器

③蒸気発生器①抽出およびドレン管(外径約90mm)②Ｂループ充てん配管(外径約90mm)③余熱除去ポンプ入口配管 (外径約40mm)（材質：ステンレス鋼→ステンレス鋼）※参考：1次冷却材系統配管は外径約840～940mm

１次冷却材系統（Ａ～Ｃループ）
１次冷却材ポンプ①格納容器冷却材ドレンタンクへ②

充てん/高圧注入ポンプより

-9-

７箇所
１箇所
１箇所
合計９箇所

図－６ 高サイクル熱疲労割れに係る対策工事
工事概要
国内外ＰＷＲプラントにおける高サイクル熱疲労割れ（温度ゆらぎによる疲労）を踏まえ、安全注入系統の補助注入ライン高温側２箇所、低温側１箇所に弁を追加した。また、作業性を考慮し、対象となる部分の周辺の配管の一部を取り替えた。
＊：隔離弁のシートリークにより洩れ出た低温水（滞留した水）が高温水側に流入し、高温水と低温水の境界が変動することにより熱疲労が発生する可能性がある。

系統概要図
蒸気発生器

【凡例】

＊：1次冷却材系統の配管は外径約840～880mm
安全注入系補助注入ラインは外径約75mm

追設する弁
原子炉容器
【１次冷却材系統】＊

１次冷却材ポンプ

安全注入系
補助注入ライン＊（低温側） 隔離弁

安全注入系
補助注入ライン＊
（高温側）

隔離弁

逆止弁

１次系冷却材喪失事故等が発生した場合、冷却水を注入して炉心を冷却する系統

隔離弁

隔離弁

隔離弁

隔離弁

逆止弁

充てん/高圧注入ポンプより
逆止弁

工事概要図
【発生メカニズム】
主管（高温水）

高温水と低温水の境界が変動することにより、熱疲労が発生

隔離弁でシート漏れが発生した
場合、低温水が流入
隔離弁

逆止弁

逆止弁

（低温水）

【工事後】
主管
（高温水）

高温水と低温水の境界が生じないため、高サイクル疲労が発生しない

低温水側の隔離弁でシート漏れが発生しても、主管側の隔離弁により、低温水は流入しない
隔離弁

隔離弁

追加設置
逆止弁

逆止弁

（低温水）

-10-

図－７ 原子炉保護装置取替工事
工事概要
原子炉保護装置＊の電子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て、一部を最新設計のものに取り替えるとともに、１次冷却材系統の圧力・温度等を測定する検出器について、信頼性向上のため、現在３台のものを４台に変更し、原子炉停止信号や工学的安全施設作動信号の発信に用いられる信号を増やした。
＊ 1次冷却材系統の圧力・温度などからプラントの異常を検出して、原子炉トリップしゃ断器および工学的安全施設を動作させるための信号を送る装置。

中央制御盤

取替概要図

【凡例】

：取替箇所
：原子炉保護装置：追加および設定
変更箇所
制御信号(原子炉トリップ信号等)

プラント情報盤一式取替（演算処理部）
原子炉安全保護計装盤

圧力、温度等の信号

計器回路

制御信号
(原子炉トリップ信号等)

電子回路他の一部取替

１次冷却材温度・流量、加圧器
圧力・水位、中性子束、蒸気発生器水位、主蒸気系統圧力の検出器など（動作装置）
原子炉安全保護盤

検出器の追加＊および信号発信設定の変更
原子炉停止信号等発信

原子炉停止信号

動作信号等

検出器を１つ追加し、４つのうち、２つが動作した場合に信号を発信［これまでは、３つのうち２つの動作で信号を発信］検出器及び回路の追加（演算処理部）

原子炉ﾄﾘｯﾌﾟしゃ断器

工学的安全施設（制御弁、ポンプ等）
弁

ポンプ

原子炉安全保護計装盤
２／４

原子炉停止信号
工学的安全施設動作信号

検出器
１検出器
２検出器
３検出器
４検出器
＊４台化対象検出器：１次冷却材温度・流量、加圧器圧力・水位
蒸気発生器水位、主蒸気系統圧力-11-図－８ ２次系配管の点検等
点検概要
今定期検査において、合計７４０箇所について超音波検査（肉厚測定）を実施した。
○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

今回点検実施部位数
追加部位

計画部位

合計

※

主要点検部位

1,63928514299

その他部位

1,3744410441

合計

3,01372614740※：他プラントの点検で減肉傾向が認められた部位の類似部位１４箇所を追加点検した。

(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。

取替概要
過去の点検で減肉が確認された部位３箇所、配管の保守性を考慮した部位１７０箇所、合計１７３箇所を耐食性に優れたステンレス鋼又は低合金鋼の配管に取り替えた。
系統別概要図【凡例】：主蒸気系統
：給水系統：復水系統：ドレン系統：主な配管取替箇所
発電機

蒸気発生器
高圧タービン

湿分分離加熱器

Ｇ

低圧タービン
復水器

②
①②

復水ポンプ
第２段湿分分離加熱器ドレンタンク

高圧給水加熱器

第１段湿分分離加熱器ドレンタンク②

復水処理装置

①②②

グランド
蒸気復水器

第１～４低圧給水加熱器①②脱気器
脱気器タンク

給水ポンプ
給水ブースタポンプ②

低圧給水加熱器
ドレンタンク

低圧給水加熱器
ドレンポンプ

復水ブースタポンプ【取替理由】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（３箇所）
・必要最小厚さとなるまでの期間が５年未満の箇所（１箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼
・必要最小厚さとなるまでの期間が５年以上の箇所（２箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼

１箇所
２箇所

＊

②配管の保守性 を考慮して取り替えた箇所（１７０箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼
１３６箇所
炭素鋼 ⇒ 低合金鋼
３４箇所
合計

１７３箇所

＊ 狭隘部で肉厚測定がしづらい小口径配管などについて取り替えた。

-12-

（１/２）

図－９ 蒸気発生器伝熱管の渦流探傷検査における有意な信号指示の原因と対策について発生箇所

蒸気発生器の概要図
蒸気出口

系統概要図
加圧器

：１次冷却材の流れ

Ａ・Ｂ・Ｃ蒸気発生器
蒸気タービンへ給水

振れ止め金具
伝熱管
原子炉
容器

２次冷却水入口

１次冷却材
ポンプ

約２１ｍ

原子炉格納容器

管支持板

蒸気発生器下部の断面図

伝熱管
(低温側)

２次冷却
水

伝熱管
(高温側)
管板部
１次冷却材
ノズル管板部
仕切板
１次冷却材出口（低温側）

１次冷却材出口（低温側）

１次冷却材入口（高温側）

１次冷却材入口（高温側）

C－蒸気発生器（高温側）上部より見た
伝熱管位置を示す図１次冷却材ノズル側管板部拡大図

伝熱管管板
約550ｍｍ

信号指示箇所

有意な信号指示管

管板部

伝熱管外径 ： 約２２．２ｍｍ〃 厚さ ： 約１．３ｍｍ〃 材質 ： ６００系ニッケル基合金（特殊熱処理＊）●：有意な信号指示管（１本）●：既施栓管（１２１本）
マンホール側＊ 高温状態を一定時間保持（約700℃で約15時間）した後、徐冷することにより、耐食性の向上を図る。

-13-

（２/２）

渦流探傷検査（ＥＣＴ）結果

信号指示の位置

ローラ拡管部（イメージ）

約22.2mm
液圧拡管境界部

ローラ拡管上端部（22ピッチ）

伝熱管上端

信号指示部

約550mm

ー

液圧
拡管
範囲管板

ロ

ラ
拡管範
囲

２２ピッチ

２１ピッチ

下端

信号指示位置は22ピッチローラ拡管上端部であった

蒸気発生器製作時の管板部の伝熱管拡管方法

伝熱管
管板部でローラ拡管する
際、伝熱管内面で局所的に引張残留応力が発生

管板

液圧拡管治具

液圧拡管

機械式ローラローラ拡管（1～２２ピッチ）対策（施栓方法）

機械式栓
機械式栓

伝熱管

中子
施栓装置の先端部を、中子にねじ込む

管板
施栓装置の先端部引き下げる機械式栓を伝熱管に挿入し、施栓装置の先端部を引き下げることにより、中子も同時に引き下がり、機械式栓を押し広げ施栓する-14-

高浜発電所４号機

第１９回定期検査の作業工程

平成２２年２月４日から、以下の作業工程にて実施しています。
（平成２２年５月７日現在）
平成２２年２月

平成２２年３月

平成２２年４月

平成２２年５月

並列(５月１２日予定)解列（２月４日予定））
燃料装荷

出力上昇試験

１次冷却材系統降温
1次系弁･ポンプ点検

燃料取出

起動試験
原子炉容器開放600系ニッケル基合金溶接部の応力腐食割れに係る予防保全工事

１次冷却材系統漏

原子炉容器組立

主起動前弁点検

A、B、C-蒸気発生器伝熱管渦流探傷検査

要タービンバランシング

工
程1次系小口径曲げ配管取替工事
原子炉照射試験片取出工事

格納容器再循環サンプスクリーン取替工事

原子炉保護装置取替工事

低圧タービン取替工事

1次冷却材ポンプの供用期間中検査-15-

平成２２年６月

総合負荷性能検査(６月上旬予定)