平成18年３月８日
原子力安全対策課(１７－１１１)＜14時資料配付＞
大飯発電所４号機の原子炉起動と調整運転の開始について（第１０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４号機（加圧水型軽水炉；定格電気出力１１８．０万kW）は、平成17年12月27日から第１０回定期検査を実施していたが、平成18年３月９日に原子炉を起動し、翌10日に臨界となる予定である。
その後は諸試験を実施し、３月中旬（11～13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検査を受けて営業運転を再開する予定である。
※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、タービンの車軸におもりを取り付け、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、調整運転の開始が前後する。

１

主要工事等
(1) 原子炉容器供用期間中検査（図－１参照）
原子炉容器の供用期間中検査（10年毎に計画的に実施）として、原子炉容器溶接部等の超音波探傷検査を行い、異常がないことを確認した。

２

設備の保全対策(1) 原子炉容器管台溶接部等の応力腐食割れに係る点検（図－２参照)国内外ＰＷＲプラントにおいて、6 0 0系ニッケル基合金を用いた原子炉容器上部ふた管台や１次冷却材系統の溶接部で応力腐食割れが発生した事象に鑑み、溶接箇所に6 0 0系ニッケル基合金が使用されている原子炉容器上部ふた管台全数(70本)、原子炉容器冷却材出入口管台、加圧器のスプレ管台およびサージ管台、ならびに蒸気発生器出口管台について、外観目視点検や超音波探傷検査を実施し、異常がないことを確認した。

-1-

(2) 高サイクル熱疲労割れに係る点検（図－３参照）
国内ＰＷＲプラントにおいて、再生熱交換器の胴側出口配管部で、高温水と低温水の混合により発生する温度ゆらぎを主要因とする高サイクル熱疲労割れが発生した事象に鑑み、同様の熱疲労割れが発生する可能性のある余熱除去クーラバイパスライン接続部について、超音波探傷検査を実施し、異常がないことを確認した。
(3) ２次系配管の点検等（図－４参照）①美浜発電所３号機２次系配管破損事故を踏まえ、２次系配管8 9 5箇所について超音波検査（肉厚測定）等を行った（超音波検査8 4 8箇所、内面目視点検47箇所）。
その結果、計算必要厚さを下回っている箇所、および余寿命評価で次回定期検査までに計算必要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。
②過去の点検結果から減肉傾向の見られる部位等3 8 9箇所 ※ について、計画的に配管を取り替えた。
＊；炭素鋼材から耐食性に優れたステンレス鋼または低合金鋼の配管に取替えを行う
箇所は377箇所、熱膨張の影響を考慮して炭素鋼材で取替を行う箇所は12箇所。

(4) 中央制御室への蒸気流入に係る点検（図－５参照）
美浜発電所３号機２次系配管破損事故において、中央制御室につながるケーブルトレイおよび電線管の壁貫通部等のシール施工が不適切であったため中央制御室への蒸気浸入が認められたことを踏まえ、中央制御室貫通部等2 0 4箇所のシール施工状況を点検し、不適切な箇所1 0 4箇所を含む1 3 1箇所について補修を実施した。
３

蒸気発生器伝熱管の渦流探傷検査結果
４台ある蒸気発生器のうち、ＢおよびＤ－蒸気発生器伝熱管全数（計6,764本：3,382本×２台) について、渦流探傷検査(ECT)を実施した結果、異常は認められなかった。

４

燃料集合体の取替え
燃料集合体全数1 9 3体のうち89体（うち60体は新燃料集合体で55,000MWd/t高燃焼度燃料）を取り替えた。
燃料集合体の外観検査（89体）を実施した結果、異常は認められなかった。

５

次回定期検査の予定
平成1９年春頃

問い合わせ先(担当：嶋崎)
内線2352・直通0776(20)0314

-2-

図－１

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（１０年毎に計画的に実施）として、原子炉容器溶接部等の超音波探傷検査を実施し、異常がないことを確認した。
スタッドボルト

超音波探傷検査の箇所

５４本中１２本について実施
スタッドボルト

：検査箇所

原子炉容器
上部鏡板
検査実施

（円周方向溶接部全周の1０％を検査）

ナット

上部ふたフランジ
上部胴フランジ（円周方向溶接部全周を検査)※１

上部胴フランジ
ネジ穴ネジ部
５４箇所中１８箇所について実施
上部胴フランジネジ穴

上部胴※1

※２

上部胴フランジ：ネジ部検査箇所

配管（円周方向溶接部全周を検査)

入口管台

出口管台

下部胴

（円周方向溶接部全周を検査)

トラジションリング（下部胴と下部鏡板とつなげる鍛造材）（円周方向溶接部全周を検査)

下部鏡板※１：（円周方向溶接部全周×Ａ、Ｂ、Ｃ、Ｄ管台４箇所を検査）※２：（円周方向入口管台内面丸み部×Ａ、Ｂ、Ｃ、Ｄ管台４箇所を検査）

－３－

図－２

１次冷却材系統管台溶接部等の点検

点検概要
国内外ＰＷＲプラントにおいて、６００系ニッケル基合金を用いた原子炉容器上部ふた管台や１次冷却材系統の溶接部で応力腐食割れが発生した事例に鑑み、溶接箇所に６００系ニッケル基合金が使用されている原子炉容器上部ふた管台全数（７０本）、原子炉容器冷却材出入口管台、加圧器のスプレ管台およびサージ管台、ならびに蒸気発生器出入口管台について、外観目視点検や超音波探傷検査を実施し、異常がないことを確認した。

加圧器
スプレ管台の点検概要

原子炉容器上部ふた
制御棒駆動装置取付管台の点検概要

安全弁管台
スプレ管台

目視点検

制御棒
駆動装置取付管台(600ニッケル基合金)

概略系統図

蒸気タービンへ

原子炉容器
上部ふた（低合金鋼）

溶接部（６００系ニッケル基合金）

給水
原子炉容器概略図
上部ふた管台冷却材
出口管台逃がし弁管台配管（ステンレス）

・目視点検
・超音波探傷検査

目視点検

溶接部（６００系ニッケル基合金）

原子炉容器

冷却材ポンプ

冷却材
入口管台

燃料集合体

加圧器スプレ管台（低合金鋼）

加圧器
サージ管台の点検概要

底部管台

原子炉容器冷却材入口管台の点検概要

超音波探傷検査(Ａ)
冷却材出口管台（低合金鋼）

超音波探傷検査（Ａ、Ｂ、Ｃ、Ｄ）
目視点検（Ａ、Ｂ）

配管（ステンレス）

蒸気発生器
冷却材出口管台の点検概要

加圧器
サージ管台

配管（ステンレス）

目視点検(Ｃ、Ｄ)
溶接部（６００系ニッケル基合金）

超音波探傷検査

目視点検

溶接部（６００系ニッケル基合金）※蒸気発生器冷却材入口管台については、超音波探傷検査（Ａ）を実施

冷却材入口管台（低合金鋼）

管台点検箇所
点検箇所
(管台)
点検方法

原子炉容器上部
入口
出口
ふた Ａ Ｂ Ｃ Ｄ Ａ Ｂ Ｃ

加 圧 器
蒸気発生器
底部 逃が 安全弁
入口
出口
スプレ サージ
し弁 (A,B,C)
ＤＡ Ｂ Ｃ D Ａ Ｂ Ｃ◎ ◎◎●● ◎ ◎● ● ●超音波探傷検査 － ◎ ◎ ◎ ◎ ◎ ◎ ◎ ◎ －外観目視点検

●●

●
●

◎
●－４－◎
◎

D

＝＝●● ＝＝◎ ◎◎●○● ◎●○ ●◎：今回定期検査で実施○：次回定期検査以降で実施予定●：点検実施済み＝：超音波探傷検査実施による対象外－：対象外

図－３

高サイクル熱疲労割れに係る点検

点検概要
国内ＰＷＲプラントにおいて、再生熱交換器の胴側出口配管部で、高温水と低温水の混合により発生する温度ゆらぎを主な要因とする高サイクル熱疲労割れが発生した事例に鑑み、同様の熱疲労割れが発生する可能性のある余熱除去クーラ出口バイパスライン接続部について、超音波探傷検査を実施し、異常がないことを確認した。
原子炉格納容器

概略系統図
タービンへ

余熱除去クーラ
バイパスライン接続部
加圧器

低温水
低温水

余熱除去ポンプ

蒸気
発
生器（低圧注入系）

余熱除去
クーラ

復水器から蒸気発生器へ
高温水

低温水

高温水
蒸気発生器から（余熱除去系）

原子炉容器

１次冷却材
ポンプ

燃料

再循環サンプ

再生熱交換器

高温水
余熱除去系から低温水

非再生
クーラ（化学体積制御系）

配管点検箇所（例）

：溶接部

流れ流れ

（低温）

：今定検における点検箇所

点検実施済（合流点上、下流側）

Ａ系統：１箇所 、 Ｂ系統：２箇所
流れ（高温）
高低温の内部流体が合流することによる温度ゆらぎが生じ、熱疲労による割れが発生する可能性のある箇所。
なお、今回下流側の点検については、検査の充実を図るため、点検範囲を拡大して実施した。

－５－図-４２次系配管の点検等

点検概要（点検結果）
今定期検査において、合計８９５箇所について超音波検査（肉厚測定）等を実施した結果、計算必要厚さを下回っている箇所、ならびに次回定期検査までに計算必要厚さを下回る可能性があると評価された部位はなかった。
［超音波検査（肉厚測定） ８４８箇所、目視点検４７箇所］○２次系配管の肉厚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

主要点検部位
その他点検部位
合計総数

未点検部位

1,008
2,198
3,206

190
1,1461,336

今回点検実施部位

今回点検実施後の点検未実施部位

0 ※１507 ※２507

211637848※１：主要点検部位の未点検部位１９０箇所のうち、１２７箇所を点検、６３箇所は今回取り替え実施。
※２：その他点検部位の未点検部位１，１４６箇所のうち、５５７箇所を点検、８２箇所は今回取り替えを実施。
このため今定期検査後は、５０７箇所が未実施部位となった。

○２次系配管の管理指針に基づく目視点検部位
高圧排気管の直管部４７箇所について、配管内面から目視点検を実施した結果、 減肉は認められなかった。

取替概要○過去の点検結果から減肉傾向の見られる部位等３８９箇所＊について、当初の計画どおり配管を取り替えた。
＊：炭素鋼材から耐食性に優れたステンレス鋼または低合金鋼の配管に取り替えを行う箇所は３７７箇所、熱膨張の影響を考慮して炭素鋼材で取り替えを行う箇所は１２箇所。
復水系統
給水系統
主蒸気系統
抽気系統
ドレン系統

系統別概略図：主な配管取替箇所【取替理由】①余寿命５年未満で減肉が確認されたため取り替える（４箇所）
・炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼 ４箇所

③蒸気発
生器

低圧タービン②配管の保守性を考慮して取り替える（２５０箇所）・炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼 ２５０箇所

高圧
タービン
復水器
湿分分離
加熱器

②

復水ポンプ
グランド
コンデンサ

復水器へ
高圧給水加熱器へ
高圧
給水加熱器

④

脱気器
タンクへ ①脱気器④配管取替による作業性を考慮して取り替える （４３箇所）
・炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼 ４３箇所
復水ブースタポンプ

脱気器タンク
給水ブースタポンプ③これまでに他プラントで減肉を確認した
類似箇所（９２箇所）
・炭素鋼 ⇒ 同種材料
１２箇所
・炭素鋼 ⇒ 低合金鋼
４３箇所
・炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼 ３７箇所

第１～５給水加熱器
給水ポンプ－６－

図－５中央制御室への蒸気流入に係る点検

点検概要
美浜発電所３号機事故において、中央制御室につながるケーブルトレイおよび電線管の壁貫通部等のシール施工が不適切であったため、中央制御室への蒸気浸入が認められたことを踏まえ、中央制御室貫通部等２０４箇所のシール施工状況を点検し、不適切な箇所１０４箇所を含む１３１箇所について補修を実施した。

点検箇所概要図［建屋側面図］

４Ｆ

３号機中間建屋

３，４号機
制
中央制御室 御補助建屋

タービン建屋

タービン建屋

制御建屋

３Ｆ［建屋平面図］

制御建屋

仕切り床補助
建
屋

盤
蒸気④

蒸気
３，４号機
中央制御室

①２Ｆ

⑤１Ｆ

４号機中間建屋：貫通部点検箇所：美浜３号機事故時の蒸気の流入経路（例）

壁貫通部の点検床貫通部の点検中央制御室制御盤への床貫通部

制御建屋から中央制御室への壁貫通部

目視点検箇所のイメージ

目視点検箇所のイメージ
中央制御室

各建屋

中央制御室

制御盤

ケーブル処理室から目視点検

電線管ケーブルシール部
シール部
ケーブルトレイ
ケーブル

ケーブル

－７－

別

大飯発電所４号機

紙

第１０回定期検査の作業工程

平成１７年１２月２７日から約４ヶ月の予定であり、以下の作業工程にて実施しています。
（平成１８年３月８日現在）

平成１７年１２月

主平成１８年１月

平成１８年４月

平成１８年３月

平成１８年２月

解列（１２／２７）
並列（３月中旬予定）※

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

タービンバランシング
要

原子炉容器開放年
末年
始工

原子炉容器組立
起動試験

燃料取出

燃料装荷
起動前弁点検原子炉容器供用期間中検査

１次冷却材系統
漏えい検査

程

１次系弁・ポンプ点検

蒸気発生器ＥＣＴ

黒塗りは実績を示す。

２次系配管点検および取替※タービンバランシング作業の状況より、調整運転の開始時期が前後します。

－８－