福島第二原子力発電所３号機における高経年化対策に関する原子炉施設保安規定の変更認可について
2015 年 ６ 月 10 日
東 京 電 力 株 式 会 社
福島第二原子力発電所
当 社 福 島 第 二 原 子 力 発 電 所 ３ 号 機 （ 沸 騰 水 型 、 定 格 出 力 110 万 キ ロ ワ ッ ト ）に つ い て は 、1985 年 ６ 月 に 営 業 運 転 を 開 始 し 、2015 年 ６ 月 21 日 に 運 転 年 数 30年を迎えます。
当 社 は 、同 号 機 に つ い て 、実 用 発 電 用 原 子 炉 の 設 置 、運 転 等 に 関 す る 規 則 ＊ １な ら び に 2013 年 ６ 月 19 日 に 原 子 力 規 制 委 員 会 に よ り 制 定 さ れ た 実 用 発 電 用 原
子 炉 施 設 に お け る 高 経 年 化 対 策 実 施 ガ イ ド ＊ ２ に も と づ き 、冷 温 停 止 を 維 持 す る
ことを前提として震災の影響を加味した高経年化技術評価＊３を行いました。
そ の 評 価 結 果 に も と づ き 長 期 保 守 管 理 方 針 ＊ ４ を 策 定 し 、 2014 年 ６ 月 20 日 、
長期保守管理方針に係る原子炉施設保安規定の変更認可を同委員会に申請いたしました。
（ 2014 年 ６ 月 20 日 お 知 ら せ 済 み ）そ の 後 、国 の 現 地 調 査 等 に よ る 審 査 が 行 わ れ 、そ こ で 示 さ れ た 審 査 結 果 を 踏
ま え 、 2015 年 ４ 月 24 日 に 保 安 規 定 の 変 更 認 可 申 請 の 補 正 ＊ ５ を 原 子 力 規 制 委 員会に申請しておりましたが、本日、同委員会より認可を受けました。
なお、今後も現状の保全活動を適切に実施し、プラントの冷温停止維持に係わる設備等の信頼性の維持・向上に努めてまいります。
以上

添付資料
・福島第二原子力発電所３号機高経年化技術評価および長期保守管理方針の概要＊１

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則「 実 用 発 電 用 原 子 炉 の 設 置 、 運 転 等 に 関 す る 規 則 」（ 昭 和 53 年 通 商 産 業 省 令 77号 ）に お い て 、原 子 炉 の 運 転 を 開 始 し た 日 以 降 30 年 を 経 過 す る ま で に 、原 子 炉 施
設の安全を確保する上で重要な機器および構造物について、経年劣化に関する技術的な評価（高経年化技術評価）を行い、これにもとづき原子炉施設の保全のため に 実 施 す べ き 措 置 に 関 す る 10 年 間 の 計 画（ 長 期 保 守 管 理 方 針 ）を 策 定 す る こ とが義務付けられている。

＊２

実用発電用原子炉施設における高経年化対策実施ガイド
発電用原子炉設置者が高経年化対策として実施する高経年化技術評価および長期保守管理方針に関することについて、基本的な要求事項を規定するもの。
・高経年化技術評価の実施および見直し
・長期保守管理方針の策定および変更
・長期保守管理方針の保安規定への反映等
・長期保守管理方針にもとづく保守管理＊３

高経年化技術評価
原子力発電所の安全上重要な機器・構造物に発生しているか、または発生する可能性のあるすべての経年劣化事象の中から、高経年化対策上着目すべき経年劣化事象を抽出し、これに対する機器・構造物の健全性について評価を行うとともに、現状の保守管理が有効かどうかを確認し、必要に応じ、追加すべき保全策を抽出すること。

＊４

長期保守管理方針
高 経 年 化 技 術 評 価 結 果 に も と づ き 抽 出 さ れ た 、今 後 10 年 間 に お い て 、現 状 の 保
全活動に追加すべき保全策をもとに、保守管理の項目および実施時期をとりまとめたもの。

＊５

保安規定の変更認可申請の補正
福 島 第 二 原 子 力 発 電 所 原 子 炉 施 設 保 安 規 定 変 更 認 可 申 請 書 （ 2014 年６月 20 日 付で申請）の添付資料「福島第二原子力発電所３号炉 高経年化技術評価書」について、国の審査結果を受け、高経年化技術評価の見直しを図ったことから、保安規定の変更認可申請の補正を実施したもの。
（お問い合わせ先）
福島第二原子力発電所広報部
電 話 ： 0240-25-4111（ 代 表 ）添付資料

福島第二原子力発電所３号機高経年化技術評価および長期保守管理方針の概要

１．高経年化技術評価について
福島第二原子力発電所３号機は、1985年６月21日に営業運転を開始し、2015年６月に運転開始から30年が経過することから「実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則」および「実用発電用原子炉施設における高経年化対策実施ガイ
ド」（原子力規制委員会制定。以下、「実施ガイド」という）にもとづき、冷温停止状態が維持されることを前提※１として、震災の影響※２（津波による機器への被水等）を加味した高経年化技術評価を実施するとともに、長期保守管理方針を策定しました。

2015年６月10日
東京電力株式会社
福島第二原子力発電所

２．高経年化技術評価の流れ
３号機は、運転開始以降現在に至るまで、定期的な点検・保全活動および経年劣化事象に対する予防保全を通じて設備・構造物の健全性を維持しています。
（参照：「（参考）これまでの３号機の運転・保守の実施状況」）
今回実施した高経年化技術評価では、原子力発電所の安全上重要な機器・構造物（容器、配管、ポンプ、弁、建屋等、約6,800の機器・構造物）のうち、冷温停止の維持等に必要な設備（約3,200）に対し、考慮すべき経年劣化事象を抽出しました。その後、健全性評価・現状保全の整理を行った上で、長期間の使用を仮定し、考慮すべき経年劣化事象が発生する可能性や経年劣化事象の進展傾向に対する現状保全の妥当性を総合的に評価しました。

冷温停止の維持等に必要な設備

安全上重要な機器・構造物の抽出[高経年化技術評価の結果]○冷温停止維持等に必要な設備については、現在行っている保全活動および当面の冷温停止維持において実施される定期切替や自主保安試験を含む日常保全を継続的に実施することで、今後10年間、健全に維持できるものと評価しました。
結果、今回の評価においても、現在行っている保全活動に対し、新たに追加すべき保守管理の項目は抽出されませんでした。

冷温停止の維持等に必要な設備の抽出・冷温停止維持に必要な設備・保安規定遵守に必要な設備
・発電所維持運営に必要な設備
例：残留熱除去系、原子炉補機冷却系、原子炉冷却材浄化系、換気・空調設備、
原子炉建屋

考慮すべき経年劣化事象の抽出等

劣化事象例
・配管の減肉・腐食（全面腐食）

機器・構造物の技術評価

・腐食（孔食、隙間腐食）
・粒界型応力腐食割れ
・照射誘起型応力腐食割れ

健全性評価・現状保全の整理

・中性子照射脆化
・熱時効※１ 実施ガイドにて、「原子炉の運転を断続的に行うことを前提としたものおよび冷温停止状態が維持されることを前提としたものの各々について行う。ただし、現に発生した大規模地震等による影響により長期停止することが明らかな場合については、冷温停止状態が維持されることを前提としたもののみ行うことができる。」とされている。
※２ 震災影響については「（参考）震災影響による経年劣化事象の評価について」を参照

・現状保全と健全性評価の総合評価
・高経年化への対応

耐震安全性評価

長期保守管理方針（保守管理の項目）の策定

震災影響を加味した評価※２含む
震災影響の例：
・津波の被水・原子炉格納容器のスプレー等

（参考）震災影響による経年劣化事象の評価について

これまでの３号機の運転・保守の実施状況＜３号機の運転実績＞

１号機の高経年化技術評価時においては、地震・津波による影響を受けた設備の健全性評価を実施しました。このことから、震災後の点検および保全計画に従った点検を実施することで機器・構造物の健全性を維持できるものと評価しました。
ここで抽出された追加すべき保全項目は同じく地震・津波による影響を受けた２、３および４号機の保全計画へ反映を行い、計画に従い実施しています。
震災影響により考慮すべき経年劣化事象
・津波（海水）の浸水による腐食（炭素鋼系：全面腐食、ｽﾃﾝﾚｽ鋼：孔食・すきま腐食 等）
・津波（海水）の浸水による動的機器の摺動部アブレシブ摩耗※・津波（海水）の浸水による電気・計装設備の絶縁特性低下
・津波（海水）の浸水によるコンクリートの強度低下
・格納容器内にスプレーした水の被水による腐食（炭素鋼系：全面腐食、ステンレス鋼：孔食・すきま腐食 等）
・格納容器内にスプレーした水の被水による電気・計装設備の絶縁特性低下
・原子炉格納容器内の通常とは異なる運転による影響（温度、圧力 等）
・運転時間変更による摺動部摩耗

累積発電電力量

約1,704億ｋＷｈ

計画外停止回数

約0.2回／年

累積設備利用率約58％（2015年５月31日時点）

３号機は、営業運転開始以降、これまでに16回の定期検査を実施しています。
その間、機器・構造物の定期的な点検による手入れ、設備の劣化傾向やトラブルの水平展開等にもとづき、修理・取替等の保全活動を実施しています。
また、これまでに以下のような経年劣化事象に対する予防措置などの保全活動を実施しています。
応力腐食割れ対策・シュラウドサポートプレートマンホール蓋の取替（1992年度）
・炉内構造物の腐食環境改善のための水素注入（1999年度から）
・炉心シュラウドの炉心シュラウド支持ロッドによる補修（2001年度）
・制御棒駆動機構ハウジングスタブチューブの下部溶接部へのウォータージェット
ピーニング（2004年度）※ 摩擦面間に介在する異物により、その表面が削り取られる摩耗
疲労割れ対策
・原子炉再循環ポンプのケーシングカバーの取替（1991年度）
・原子炉再循環ポンプの水中軸受リングの取替（1991年度、1997年度）

これらについては、震災後の点検および保全計画に従った点検を実施していくことで、健全性を維持できるものと評価しました。

主変圧器

その結果 、３号機では、震災影響による追加すべき保全項目は抽出されませんでした。
サプレッションチェンバ（圧力抑制プール）