大飯発電所３、４号炉
長期施設管理計画認可申請について

年 月 日
関西電力株式会社

1

目次

長期施設管理計画認可申請理由および概要について・・・・・・・・・・・・・・・ ２
大飯発電所３、４号機の概要・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ ３
長期施設管理計画策定の体制・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ ４
運転経験および最新知見の確認・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

５

長期施設管理計画の内容・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ ６ ～ 23

長期施設管理計画認可申請理由および概要について

2

１．申請理由脱炭素社会の実現に向けた電気供給体制の確立を図るための電気事業法等の一部を改正する法律（令和５年法律第44号）附則第４条に基づき、長期施設管理計画を策定したので、長期施設管理計画認可申請を実施した。
２．申請概要申請書類

長期施設管理計画

添付書類

内容①長期施設管理計画の期間②劣化評価の方法及びその結果③発電用原子炉施設の劣化を管理するために必要な措置④サプライチェーン等の管理⑤点検及び評価並びに措置の実施に関する基本的な方針及び目標⑥点検及び評価並びに措置に係る品質マネジメントシステム
１：運転開始日を証する書類又はこれに相当する書類に関する説明書
２：劣化評価の方法及びその結果に関する説明書
３：発電用原子炉施設の劣化を管理するために必要な措置に関する説明書
４：サプライチェーンなどの管理に関する説明書
５：点検及び評価並びに措置に係る品質マネジメントシステムに関する説明書

3

大飯発電所３、４号機の概要
〇主要仕様
電気出力

約１，１８０ＭＷ

原子炉型式

加圧水型軽水炉

原子炉熱出力約３，４２３ＭＷ

燃料

低濃縮ウラン（燃料集合体１９３体）

減速材

軽水

タービン

横置串型４車室６分流排気再熱再生式
４号炉

３号炉

〇主な経緯
原子炉設置許可1987年 2月

建設工事開始1987年 5月

営業運転開始3号：1991年12月
4号：1993年2月〇高経年化対策に係る実績
高経年化対策に係る保安規定の変更認可（30年目）

3号

2020年12月2日申請

2021年11月24日認可

4号

2021年12月3日申請

2022年8月24日認可

長期施設管理計画策定の体制○長期施設管理計画策定に係る組織・原子力事業本部原子力発電部門統括を総括責任者として、原子力事業本部、大飯発電所の組織で長期施設管理計画策定に係る役割を設定。
・2023年10月17日に策定手順および実施計画を策定し、長期施設管理計画策定を開始。

長期施設管理計画策定に係る組織

4運転経験および最新知見の確認

5○ 国内外の新たな運転経験および最新知見の反映
運転経験および最新知見の確認については継続的に実施しているが、長期施設管理計画を策定するにあたり、これまで実施した先行プラントの高経年化技術評価書（高浜1号炉50年目の高経年化技術評価（2023年11月2日申請））である2023年6月までを調査対象期間として、国内外の運転経験および最新知見について高経年化への影響を検討し反映要否を判断した。なお、今後も継続的に運転経験および最新知見の確認を実施し、適切な時期に再評価、変更を実施していくこととしている。
１．国内の運転経験
原子力安全推進協会が運営している原子力発電情報公開ライブラリーにおいて公開されている「トラブル情報」、「保全品質情報」等を対象。
２．国外の運転経験
米国原子力規制委員会（NRC：Nuclear Regulatory Commission）のBulletin（通達）、Generic LetterおよびInformation Notice等を対象。
※上記以外に、WANO,INPO情報等も取り扱うPWR海外情報検討会で重要情報としてスクリーニングされた情報や、社内外の組織（当社パリ事務所、原子力安全システム研究所（INSS)、国内外のプラントメーカー等）から入手した情報も対象

３．最新知見
原子力規制委員会からの指示文書、日本機械学会・日本電気協会・日本原子力学会の規格・基準類および原子力規制委員会により公開されている安全研究の情報等を対象。
※上記以外に、IAEAから発行された安全報告書（International Generic Ageing Lessons Learned(IGALL))の確認や米国のEPRI(Electric Power Research Institute)との情報交換等を通じて海外知見のフォローに努めている。

⇒新たに確認した事項は以下の通り（運転経験）
・米国ＨＢロビンソン２号炉 炉心槽の損傷（2022年11月） → 米国において発生原因の調査中（最新知見）
・実用発電用原子炉の長期施設管理計画の審査基準（令和5年10月1日）
・実用発電用原子炉の長期施設管理計画の記載要領（令和5年10月1日）

長期施設管理計画の内容
記載項目※

6

内容

①

長期施設管理計画の期間運転開始後３０年を迎えた日から１０年間の計画を策定。

②

劣化評価の方法及びその結果

従来の高経年化技術評価のうち、長期施設管理計画に必要な劣化評価の方法およびその結果等を計画に定める。

③

発電用原子炉施設の劣化を管理するために必要な措置

従来の長期施設管理方針に加え、現在行っている保全活動等を長期施設管理計画に定め、劣化管理を実施していく。

④

技術の旧式化その他事由により、発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な物品又は役務の調達に著しい支障が生じることを予防するための措置

発電所の安全運転の維持・向上を図ることを目的に、製造中止品情報の管理プログラムに基づき、各メーカから製造中止品情報等を収集していく。また、必要に応じて代替品の選定、検証を継続的に実施していく。

（以下、「サプライチェーン等の管理」という。）⑤

点検及び評価並びに措置の実施に関する基本的な方針及び目標追加すべき保全策を含め劣化を管理するための保全活動を確実に実施していく。今後とも国内外の運転経験や最新知見を踏まえ、劣化評価や長期施設管理計画の見直しの検討を行っていく。

⑥

点検及び評価並びに措置に係る品質マネジメントシステム

原子力施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制を長期施設管理計画にも記載し、劣化管理を実施していく。
※代表者氏名、事業所名称及び所在地など除く

①長期施設管理計画の期間○長期施設管理計画の期間
発電用原子炉施設の劣化評価及び劣化を管理するために必要な措置を踏まえた期間（10年以内に限る）について、始期及び終期それぞれ以下の通り定めた。
・３号炉
運転開始後30年を迎えた2021年12月18日を始期、2031年12月17日を終期とする適用期間とした。
・４号炉
運転開始後30年を迎えた2023年 2月 2日を始期、2033年 2月 1日を終期とする適用期間とした。

7

②劣化評価の方法及びその結果（１／３）

8○劣化評価の方法及びその結果
高経年化技術評価（３号炉：2021年11月24日、 ４号炉：2022年8月24日にそれぞれ認可済）を基に運転経験および最新知見を踏まえて、従来の長期施設管理方針に加え現在行っている保全活動等を以下のとおり確認し整理した。
１．通常点検及び劣化点検の方法及び結果・通常点検については、保安規定の施設管理計画に基づく点検計画として実施している保全を対象、劣化点検については、通常点検の内、高経年化対策上着目すべき経年劣化事象の健全性評価に用いた保全を対象としている。
・施設管理（通常点検、劣化点検を含む）は、保安規定に基づく点検計画の策定にあたって保全方式として予防保全（時間基準保全、状態基準保全）、事後保全を選定した上で、予防保全については予め点検方法や実施頻度等を社内標準、業務決定文書により定め、点検を実施している。（ 5.3 保全概要）・技術評価に用いた通常点検の結果等については、添付書類２（２）劣化評価の方法及びその結果の詳細に関する説明書の高経年化技術評価で想定される経年劣化事象に対する通常点検の内容、点検結果等を現状保全として記載しており、また、6. 発電用原子炉施設の劣化を管理するために必要な措置において、大部分の機器・構造物については、プラント運転中や定期検査時等のプラント停止中に現状保全を継続していくことにより、長期間の運転を仮定しても、プラントを健全に維持することは可能との評価結果が得られていること、追加保全策については計画的に実施していくことを記載している。

②劣化評価の方法及びその結果（２／３）
１．通常点検及び劣化点検の方法及び結果（続き）
・劣化点検について、プラント運転開始から30年目の高経年化技術評価のために以下の点検、検査等を実施。
（１）コンクリート構造物点検（２）監視試験（３）破壊靭性試験
・劣化点検の方法、結果については5.3 保全概要において整理している。

9

②劣化評価の方法及びその結果（３／３）

10

２．経年劣化に関する技術的な評価・実施体制、実施方法等の評価に係る手順（プロセス）・評価は、高経年化技術評価を基に、プラント運転開始後60年間を評価期間として、技術評価を実施。
・「照射脆化の将来予測を伴わない実測データに基づく評価」は追加評価を実施。（P23）・３号炉は30年経過以降に供用開始した特定重大事故等対処施設※、蓄電池（3系統目）、充電器（3系統目蓄電池用）について高経年化技術評価と同様の手順で追加評価を実施。
※特定重大事故等対処施設に係る情報は公開できないことから、「特定重大事故等対処施設の評価書」として単独の別冊を設けている。

３．技術評価の結果
・長期施設管理計画の期間において「実用発電用原子炉の長期施設管理計画の審査基準」の評価対象事象又は評価事項に対する判定基準を満足することを確認。
・高経年化技術評価の結果、大部分の機器・構造物については、プラント運転中や定期検査時などのプラント停止中に現状保全を継続していくことにより、長期間の運転を仮定しても、プラントを健全に維持することは可能。
・一部の機器については、現状保全に加えて実施すべき項目（点検・検査項目の追加、データ蓄積・知見の拡充、取替の実施等）を「発電用原子炉施設の劣化を管理するために必要な措置」としてまとめ、計画的に実施していく。

③発電用原子炉施設の劣化を管理するために必要な措置

11○発電用原子炉施設の劣化を管理するために必要な措置
高経年化技術評価の結果、大部分の機器・構造物については、プラント運転中や定期検査時などのプラント停止中に現状保全を継続していくことにより、長期間の運転を仮定しても、プラントを健全に維持することは可能との評価結果が得られた。また、一部の機器・構造物については現状保全に追加すべき保全策が抽出された。
したがって、今後も現状保全を保全指針等に基づき劣化を管理するための必要な措置として実施していく。さらに、定期事業者検査対象機器等に係る主要な点検の計画に基づく点検計画については、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第43条の3の16第3項の規定に基づき報告している定期事業者検査報告書に記載している。
高経年化に関する技術評価結果から抽出された現状保全に追加すべき保全策（前項5.11）
については、劣化を管理するための必要な措置として具体的な保全計画に反映し、計画的に実施していく。

③発電用原子炉施設の劣化を管理するために必要な措置

12○発電用原子炉施設の劣化を管理するために必要な措置のうち追加すべき保全策【３号炉】
No

経年劣化事象

劣化を管理するために必要な措置

1

原子炉容器胴部（炉心領域部）の中性子照射脆化

日本電気協会 原子炉構造材の監視試験方法、実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈等に基づき、原子炉容器内面が受ける中性子照射量が2.4×1019n/cm2を上回る
場合は、原子炉容器内面が受ける中性子照射量がこれまでに取り出された監視試験片の中性子照射量を超えない時期、運転開始後40年を超えて運転を行う場合には運転開始後40年から50年に少なくとも1回、更に運転開始後50年から60年に少なくとも1回、監視試験を実施していく。
運転開始後30年を迎えた2021年12月18日を始期とした10年間の長期施設管理計画においては、大飯3号炉は、既に3回までの監視試験により、原子炉容器が受ける中性子照射量に換算すると約65EFPYまでの試験結果が得られていることから、監視試験を実施する必要はないと考えているが、上記の状況や高照射領域の照射データの知見拡充の観点も踏まえ、今後の原子炉の運転サイクル・照射量を勘案して、第4回監視試験の実施計画を策定する。

2

原子炉容器等の疲労割れ

運転開始後30年を迎えた2021年12月18日を始期とした10年間の長期施設管理計画においては、プラント運転実績を継続的に把握し、プラント運転開始後35年を目途に実績過渡回数の確認を実施し、評価期間である運転開始後60年時点の推定過渡回数を上回らないことを確認する。

3

ステンレス鋼
配管溶接部の施工条件に起因する内面からの粒界割れ

運転開始後30年を迎えた2021年12月18日を始期とした10年間の長期施設管理計画においては、「大飯発電所3号炉加圧器スプレイ配管溶接部における有意な指示」を踏まえて実施する知見拡充結果に基づき、第21保全サイクルまで継続して実施する類似性の高い箇所に対する検査の結果も踏まえて、第22保全サイクル以降の検査対象および頻度を検討し、供用期間中検査計画に反映を行う。

③発電用原子炉施設の劣化を管理するために必要な措置

13○発電用原子炉施設の劣化を管理するために必要な措置のうち追加すべき保全策【４号炉】
No

経年劣化事象

劣化を管理するために必要な措置

1

原子炉容器胴部（炉心領域部）の中性子照射脆化

日本電気協会 原子炉構造材の監視試験方法、実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈等に基づき、原子炉容器内面が受ける中性子照射量が2.4×1019n/cm2を上回る
場合は、原子炉容器内面が受ける中性子照射量がこれまでに取り出された監視試験片の中性子照射量を超えない時期、運転開始後40年を超えて運転を行う場合には運転開始後40年から50年に少な
くとも1回、更に運転開始後50年から60年に少なくとも1回、監視試験を実施していく。
運転開始後30年を迎えた2023年2月2日を始期とした10年間の長期施設管理計画においては、大飯4号炉は、既に3回までの監視試験により、原子炉容器が受ける中性子照射量に換算すると約61EFPYまでの試験結果が得られていることから、監視試験を実施する必要はないと考えているが、上記の状
況や高照射領域の照射データの知見拡充の観点も踏まえ、今後の原子炉の運転サイクル・照射量を勘案して、第4回監視試験の実施計画を策定する。

2原子炉容器等の疲労割れ

運転開始後30年を迎えた2023年2月2日を始期とした10年間の長期施設管理計画においては、プラント運転実績を継続的に把握し、プラント運転開始後35年を目途に実績過渡回数の確認を実施し、評価期間である運転開始後60年時点の推定過渡回数を上回らないことを確認する。

3

ステンレス鋼
配管溶接部の施工条件に起因する内面からの粒界割れ

運転開始後30年を迎えた2023年2月2日を始期とした10年間の長期施設管理計画においては、「大飯発電所3号炉加圧器スプレイ配管溶接部における有意な指示」を踏まえて実施する知見拡充結果に基づき、第20保全サイクルまで継続して実施する類似性の高い箇所に対する検査の結果も踏まえて、第21保全サイクル以降の検査対象および頻度を検討し、供用期間中検査計画に反映を行う。

④サプライチェーン等の管理

14○サプライチェーン等の管理
サプライチェーン等の管理については、当社は従前から取り組んでいる製造中止品に対する活動に原子力エネルギー協議会「製造中止品管理ガイドライン」も踏まえ、原子力発電所の保全計画のインプット情報となる製造中止品情報の管理方法を明確化し、発電所の安全安定運転の維持・向上を図ることを目的に製造中止品管理プログラムを策定している。

１．製造中止品管理プログラム

２．製造中止品管理プログラムの評価結果
・本プログラムは、QMSに基づき実施しており、保全計画の策定において製造中止品情報を取り込み、保全の有効性評価において本プログラムが有効に機能しているかを確認し、改善点等があればプログラム改修や手順見直しといった継続的な改善につなげることとしている。
・本プログラムに基づく活動の継続により、機器、構築物の健全性を長期的に維持できるものと判断する。

⑤点検及び評価並びに措置の実施に関する基本的な方針及び目標 15○点検及び評価並びに措置の実施に関する基本的な方針及び目標
劣化評価、劣化を管理するために必要な措置等に係る方針及び目標を定めた。
・現状保全を継続し、策定した長期施設管理方針を具体的な保全計画に反映して確実に実施し、また、現状保全や長期施設管理方針に基づく保全の実績を保全の有効性評価のインプットに位置づけ、保全の有効性評価を通じてさらなる保全計画の改善に活用していく。
・長期施設管理計画記載事項は、現在の材料劣化に係る最新知見等を踏まえた高経年化技術評価に基づくものであり、今後とも国内外の運転経験・最新知見、設備の補修・取替の実績等の情報を収集し、劣化評価の見直しや長期施設管理計画の見直しの検討を行い、必要に応じ、長期施設管理計画の変更を行うものとする。
・技術基準が改訂される場合は速やかに技術基準に適合するよう原子力施設の施設管理を行うことで、最新の安全基準に適合させるよう努める。その場合、想定する運転期間における経年劣化を考慮し、適切に長期施設管理計画に反映する。
・サプライチェーン等の管理は、製造中止品管理プログラムに基づき、各メーカから製造中止品情報等を収集し、必要に応じて代替品の選定、検証を継続的に実施していく。
・長期運転プラントの経年劣化管理に関する技術的能力については、要員に対して最新の知識・技能を習得させることで維持・向上していくよう努める。

⑥点検及び評価並びに措置に係る品質マネジメントシステム

16○点検及び評価並びに措置に係る品質マネジメントシステム
１．原子力施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の基準に関する規則を踏
まえ、設置許可申請書等に記載された方針に従って構築された品質マネジメントシステムに基づく劣化管理に関する一連のプロセスを示した。
２．構築された品質マネジメントシステムに基づき劣化管理を実施することを定めた。
・発電用原子炉施設の劣化管理とは劣化評価（高経年化技術評価）と劣化を管理するために必要な措置等（技術評価に用いた通常点検）としており、これらの活動は保安規定の施設管理として実施しており、保安規定の施設管理は保安規定の品質マネジメントシステム計画に基づき実施している。
・劣化管理を含む保安活動のための品質マネジメントシステムについては、発電所の安全を達成・維持・向上させるため、「原子力施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の基準に関する規則」および「同規則の解釈」に基づき保安規定（第3条）において品質マネジメントシステム計画として定めている。

高経年化技術評価（PLM30)からの更新した内容

17（１）評価対象機器の更新状況の確認①評価対象設備の追加評価
大飯３号炉：特定重大事故等対処施設、蓄電池（3系統目）、充電器（3系統目蓄電池用）
大飯４号炉：なし
追加した評価対象設備については、高経年化技術評価の手順に基づいてプラント運転開始後60年を想定した評価（冷温停止状態維持を含む）を実施した。
（２）最新知見の反映として、実用発電用原子炉に関する内規※に基づく追加評価※実用発電用原子炉の長期施設管理計画の審査基準、実用発電用原子炉の長期施設管理計画の記載要領② 照射脆化の将来予測を伴わない実測データに基づく評価「実用発電用原子炉の長期施設管理計画の審査基準」に記載のある「照射脆化の将来予測を伴わない実測データに基づく評価」について評価を実施した。
③サプライチェーン等の管理④点検及び評価並びに措置の実施に関する基本的な方針及び目標⑤点検及び評価並びに措置に係る品質マネジメントシステム

次回ご説明

18

高経年化技術評価の評価フロー＊１：重要度クラス１、２（＊５）（耐津波安全性評価が必要な浸水防護施設に属する機器および構造物を含む。）＊２：重要度クラス３のうち、最高使用温度が95℃を超え、または最高使用圧力が1900kPaを超える環境（原子炉格納容器外にあるものに限る）＊３：系統レベルの機能確認を含む。
＊４：高経年化対応としての保全のあり方を論じ、高経年化に関係のない一般的な保全は切り離す。
＊５：安全重要度分類指針の重要度分類＊６：経年劣化の発生・進展が否定できず、耐震安全性・耐津波安全性に影響を及ぼす可能性のある事象＊７：浸水防護施設に属する機器および構造物を含む。

経年劣化事象の抽出•••

19

日本原子力学会標準「高経年化対策実施基準」 附属書に基づき、「経年劣化メカニズムまとめ表」を参考に、経年劣化事象と部位の組み合わせを抽出した。
主要６事象※については高経年化対策上着目すべき経年劣化事象として抽出するとともに、その他の経年劣化事象についても、劣化傾向に関する知見や現状の保全活動を踏まえて、着目すべき経年劣化事象の抽出を行い、技術評価を実施した。
耐震／耐津波安全性評価に際しては、着目すべき経年劣化事象ではない日常劣化管理事象を含めて、構造・強度などへの影響が有意な経年劣化事象を改めて抽出し、評価を行った。

経年劣化事象の抽出
劣化メカニズムスクリーニング
第一段階
・経年劣化メカニズムまとめ表（学会標準２００８版附属書Ａ（規定））などにより、経年劣化事象と部位の組み合わせを抽出・まとめ表作成・改定時期以降の運転経験から抽出された経年劣化事象を反映

個別条件下での抽出
第二段階
・対象機器個別の条件を考慮し、想定される経年劣化を抽出【高経年化対策上着目すべき経年劣化事象の抽出結果】○主要６事象※・低サイクル疲労
・中性子照射脆化
・照射誘起型応力腐食割れ
・２相ステンレス鋼の熱時効・電気・計装品の絶縁低下および気密性低下*
・コンクリートの強度低下及び遮蔽能力低下* 気密性低下は、主要6事象ではないが絶縁低下と同じ試験のため、まとめて記載

最終スクリーニング
下記に該当するものを高経年化対策上着目すべき経年劣化事象
ではない事象、該当しないものを高経年化対策上着目すべき経年劣化事象とする。
・想定した劣化傾向と実際の劣化傾向の乖離が考えがたい経年劣化事象であって、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もの。
・現在までの運転経験や使用条件から得られた材料データとの比較等により、今後も経年劣化の進展が考えられない、または進展傾向が極めて小さいと考えらえる経年劣化事象。
冷温停止状態が維持されることを前提とした評価は、断続的運転を前提とした評価（断続運転評価）を活用しつつ、断続運転評価より発生・進展が厳しくなることが予想される事象を抽出し評価する。

※主要６事象とは、実用発電用原子炉の長期施設管理計画の審査基準において、高経年化対策上着目すべき経年劣化事象として抽出することが規定されている６つの事象

20

評価対象設備の抽出フロー
プラント内の系統、機器・構造物

安全上重要※1
または常設重大事故等
No対処設備か？

高温・高圧の環境下にあるか？※2

Yes

Noクラス3の機器・構造物か？

Yes

評価対象外
No

Yes
自主評価対象

断続的運転を前提とした場合の抽出フロー機器単位で長期にわたり使用するか？

評価対象外
No

Yes
断続的運転に必要な設備

冷温停止状態の維持を前提とした場合の抽出フロー

冷温停止状態の維持または保安規定遵守※3のために直接的に必要となる設備

No

Yes

冷温停止状態の維持に必要な設備

冷温停止状態の維持または保安規定遵守※3のために間接的に必要となる設備
Yes

No
(対象外)
冷温停止状態の維持には必要のない設備※1：重要度分類審査指針で定義されるクラス1，2の機器（浸水防護設備含む）※2：重要度クラス３のうち、最高使用温度が95℃を超え、または最高使用圧力が1,900kPaを超える機器で原子炉格納容器外にあるもの※3：対象となる保安規定モードは、モード5、モード6およびモード外

蓄電池（3系統目）、充電器（3系統目蓄電池用）の評価

21（１）運転を断続的に行うことを前提とした評価①蓄電池（3系統目）、充電器（3系統目蓄電池用）の技術評価
充電器（3系統目蓄電池用）の変圧器の絶縁物は有機物であり、熱的、電気的、環境的要因による絶縁低下が想定される。

健全性評価
変圧器の通電時の最高使用温度（95℃）に比べ十分余裕のある絶縁種（Ｈ種：許容最高温度180℃）を使用していることから、絶縁低下の可能性は小さいが、60年間の供用を想定すると絶縁低下が生じる可能性は否定できない。

現状保全
絶縁抵抗測定を実施。

総合評価
絶縁低下の可能性は否定できないが、絶縁低下は絶縁抵抗測定で検知可能であり、点検手法として適切。

高経年化への対応
定期的に絶縁抵抗測定を実施。
なお、蓄電池（3系統目）は、設計時に耐用期間内に計画的に取替えることを前提としている定期取替品であり、長期使用はせず取替を前提としていることから、高経年化対策を見極める上での評価対象外としている。

②蓄電池（3系統目）、充電器（3系統目蓄電池用）の耐震安全性評価書
技術評価にて検討した保全対策に、耐震安全性の観点から追加すべき項目はない。

（２）冷温停止状態が維持されることを前提とした評価
現状保全に新たに加えるべき項目はない。
上記の評価結果から、長期施設管理計画本文「電気・計装品の絶縁低下」の代表機器以外の技術評価結果の記載内容に影響しないことを確認。

特定重大事故等対処施設の評価

22

 特定重大事故等対処施設（以下、特重施設）に係る設計及び工事計画に基づき、特重施設に属する機器・構造物を抽出し、高経年化技術評価の対象設備としている。

 設備抽出後の評価方法は、特重施設以外の機器・構造物と同一。ただし、特重施設に係る情報は公開できないことから、「特定重大事故等対処施設の評価書」として単独の別冊を設けている。
 安全重要度クラス１，２等の機能を兼務する機器・構造物については、特重施設特有の評価条件による評価の必要性を検討し、必要な場合は追加評価を行っている。
15機種※の技術評価書、耐震安全性評価書、耐津波安全性評価書における評価結果に対して、特重施設としての使用条件（温度、圧力等）が影響を与えない、もしくは無視できるほど軽微な影響しか与えない場合はNOに進む。

特重施設に属する機器・構造物

15機種※の技術評価書で評価する機器・構造物に該当しない

ＮＯ

ＹＥＳ
15機種※の技術評価書で設定するいずれのグループにも区分できないＮＯ

評価条件の変更が必要となる

ＹＥＳ
Ａ１

ＮＯ

ＹＥＳ
Ａ２

Ｂ

特重施設に属する機器・構造物に対する評価区分の考え方[区分ごとの評価方針]
Ａ１：特重施設の評価書において、代表機器として評価する。
Ａ２：特重施設の評価書で評価するが、所属するグループの代表機器の評価結果を基に、非代表機器として評価を行う。
Ｂ ：特重施設の評価書では、変更となる条件に係る評価のみを実施する。
Ｃ ：特重施設の評価書での評価は行わない。（特重施設以外の評価書でのみ評価する。）

Ｃ※：特重施設以外の高経年化技術評価を実施するにあたって、評価対象機器・構造物をポンプ、熱交換器等の１５の機種で分類・評価したもの【評価結果】●評価の結果、高経年化への対応として、現状保全項目に高経年化対策の観点から追加すべきものはないことを確認した。

劣化評価の方法及びその結果（追加評価）「実用発電用原子炉の長期施設管理計画の審査基準」に記載のある「照射脆化の将来予測を伴わない実測データに基づく評価」について評価を実施した。
評価手法としては、これまで監視試験によって採取した破壊靭性実測値をプロットし、照射前および第1～2回監視試験のデータについては測定したTr30実測値と第3回監視試験で測定したTr30実測値の差分だけ温度シフトさせた。次に、温度シフトさせた破壊靭性実測データを下限包絡したＫＩＣ曲線をJEAC4206の附属書Cに従い設定した。評価の結果、ＫＩＣ曲線はＫＩで示すPTS状態遷移曲線を上回っていることから、「照射脆化の将来予測を伴わない実測データに基づく評価」においても脆性破壊は起こらないことを確認した。
*2：大飯４号炉の第3回監視試験の照射量は原
子炉容器内表面から深さ10mm位置の照射量に換算すると運転開始後約79年時点に相当

KIc（第3回監視試験時点＊１）
KI

KI、KIC（Mpa√m）

KI、KIC（Mpa√m）*1：大飯３号炉の第3回監視試験の照射量は原
子炉容器内表面から深さ10mm位置の照射量に換算すると運転開始後約85年時点に相当

KIc（第3回監視試験時点＊2）
KI

温度（℃）

温度（℃）

大飯３号炉

大飯４号炉

23