原⼦⼒発電所の保全活動について

関⻄電⼒株式会社

原⼦⼒発電所の保全活動の概要

1○発電所の設備は、構築物、系統及び機器の重要度、想定する劣化・故障の種類に応じた保全策を保全計画に定め、保全活動を実施○保全活動は実施する頻度から⽇常点検等、定期事業者検査、⻑期施設管理⽅針等の３種に⼤別して実施
運転開始後
年数

活動

⽇常点検・保全、状態監視、定期試験等

20年⽬

30年⽬

40年⽬

50年⽬

60年⽬

・・・
連続的、定期的約13ヶ月ごと

定期事業者検査30年⽬

⾼経年化技術評価
⻑期施設管理⽅針※

40年⽬

50年⽬

10年の⻑期施設管理⽅針

運転期間延⻑
（特別点検、劣化状況評価、施設管理⽅針）※2023年6月に公布された新法においては、⻑期施設管理計画として充実

原⼦⼒発電所の施設管理活動

2

発電所全体の設備を把握し、設備の特性に応じて毎⽇、１年、１０年ごと等、計画的、網羅的に点検や検査、評価を⾏うことで安全性を確認している。
日常点検・保全、状態監視、定期試験等

定期事業者検査

巡視点検や定期的なポンプの起動試験等に加えて、さまざまな診断技術も活⽤しながら、設備の異常の早期発⾒に努めている。

定期的に機器を部品ごとに分解し、細部まで確認している。

対象設備ごとの診断技術（例）
対象設備

設備診断技術振動診断

ポンプ・モータ・ファン等
盤・配線等

配管減肉の点検

潤滑油診断
赤外線診断

蒸気タービンの分解点検

ポンプの分解点検

盤内配線の赤外線温度診断

⻑期施設管理⽅針に基づく点検
⻑期施設管理⽅針を策定または変更した場合には、⻑期施設管理⽅針に従い保全を実施する。（低圧ケーブルの取替、蒸気発生器取替等）

原⼦⼒発電所の保全活動の流れ

3

発電所を構成する設備が所定の機能を発揮しうる状態にあるようにするため、施設管理の実施フローに基づき施設管理を実施する。施設管理には、計画・実施・評価・改善のPDCAサイクルが含まれる。
施設管理の実施フロー
Ａ

施設管理の実施⽅針及び⽬標
保全

Ｐ

保全対象範囲の策定

施設管理の重要度の設定

Ｃ

不適合管理、是正処置
および未然防止処置

保全計画の策定

保全活動管理指標の設定
および監視計画の策定

保全の実施

保全活動管理指標の監視

保全の結果の確認・評価

保全の有効性評価

施設管理の有効性評価

Ｄ原⼦⼒発電所における検査4

 供用前検査（ＰＳＩ）
⼯事が⼯事計画に従って⾏われたこと及び技術基準に適合していることを確認するため、原⼦炉の商業運転開始前または供⽤期間中における補修・取替後の供⽤開始前までに、構造・機能・性能を確認する検査。
基本データを採取し、供⽤期間中検査の結果との比較を実施。
 供用期間中検査（ＩＳＩ）
原⼦⼒発電所の安全性維持のために、機器・配管等の健全性を⾮破壊検査により定期的に確認し、経年変化を調べ評価するために⾏う検査
ＰＳＩ

ＩＳＩ

検査範囲

⽇本機械学会 設計・建設規格、溶接規格に基づいて実施

⽇本機械学会 維持規格等に基づいて実施

検査内容

超⾳波探傷試験、渦流探傷試験、浸透探傷試験、⽬視試験、配管肉厚測定、溶接検査等

超⾳波探傷試験、渦流探傷試験、浸透探傷試験、⽬視試験、配管肉厚測定等

検査時期

商業運転開始前または補修・取替後
原則として定期事業者検査時の供⽤開始前まで

５ 〜 12

供用期間中検査の概要

5

供⽤期間中検査では、維持規格に基づき、機器の区分に応じて要求される試験を実施し、機器の健全性を確認している。

区分要求される試験
⽅法

頻度

⾮破壊試験 1回／10年または7年
クラス１機器
漏えい試験

定期事業者検査毎

⾮破壊試験

1回／10年

クラスMC容器代表例

原⼦炉容器・加圧器・蒸気発生器・１次冷却材ポンプ・管
６ 〜 ８

クラスMC容器

原⼦炉格納容器
漏えい試験

定期事業者検査毎

⾮破壊試験

1回／10年

クラス２機器

余熱除去ポンプ・クーラ・管漏えい試験

８

1回／10年
クラス２機器クラス３機器漏えい試験

1回／10年

使⽤済燃料ピット冷却系支持構造物

⾮破壊試験

1回／10年

クラス１,２,３機器およびクラスMC容器の支持構造物

1回／10年

炉心支持構造物および原⼦炉容器内部の構造物・取り付け物

炉内構造物

⾮破壊試験クラス３機器
炉内構造物
クラス１機器供用期間中検査の具体例（原⼦炉容器）

6⑦ 主冷却材管台内⾯の丸みの部分（⼀次冷却材ノズルコーナー部）① 胴の周継⼿・上部胴と中間胴・中間胴と下部胴・下部胴と下部鏡板・上部胴と上部胴フランジ全周の100%(可能範囲)に対して超⾳波探傷試験を実施⑦④⑤⑥①② 胴の⻑⼿継⼿・中間胴・下部胴全⻑の100%(可能範囲)に対して超⾳波探傷試験を実施

全管台に対して100%(可能範囲)の超⾳波探傷試験を実施③ 主冷却材管台と胴との溶接継⼿②⑧ 炉内計装筒管台③

全管台に対して可能範囲100%の超⾳波探傷検査を実施④ 上部胴フランジネジ穴のネジ部全数(可能範囲)に対して超⾳波探傷試験を実施⑤ スタッドボルト全数に対して超⾳波探傷試験を実施⑥ ワッシャ，ナット全数に対して⽬視試験を実施①⑧

貫通部外面からの⽬視検査を実施(1回/5年)※実⽤発電⽤原⼦炉及びその附属施設における破壊を引き起こすき裂その他の⽋陥の解釈に基づき実施

供用期間中検査の具体例（蒸気発⽣器）

7① 伝熱管全ての細管（蒸気発生器1基で3,382本）に対して渦流探傷試験を実施
渦流探傷試験
伝熱管の中にコイルを有した探傷プローブを挿入し、磁場を発生させることで、伝熱管に発生する渦電流を計測して傷の有無を確認する試験。
伝熱管

磁束傷

渦電流

探傷プローブ
伝熱管

伝熱管内に探傷プローブを挿入し磁場を発生させる

伝熱管に傷がある場合、発生する渦電流が変化② 管板と水室鏡板との溶接継⼿
全⻑の25%に対して超⾳波探傷試験を実施（代表1基）②③ 冷却材⼊⼝管台および出⼝管台・内面の丸みの部分
管台の数の25％に対して超⾳波探傷試験を実施（代表1基）
・セーフエンドとの溶接継手
溶接継手の数の25％に対して超⾳波探傷試験※および浸透探傷試験を実施（代表1基）※探傷不可範囲は代替措置として渦流探傷試験を実施④ 1次側マンホールの取付ボルトボルトの数の25%に対して⽬視試験を実施（代表1基）①④③

供用期間中検査の具体例（管）8 管の供⽤期間中検査では、クラス区分に応じて要求される試験⽅法と程度に従い、⾮破壊検査を実施している。
 ⾮破壊検査では、経年変化の有無を確認する観点から、定点サンプリング⽅式を⽤いており、定点は次の部位に対して機器の重要性や接近性等の検査性、過去の検査実績等を勘案して選定している。
・機器と配管の溶接継手等の構造不連続部位
・使⽤環境条件の厳しい部位
・過去の損傷発生部位要求される試験

区分

⽅法

程度

クラス１管

体積試験および表面試験※1

溶接継手数の25%クラス２管体積試験※2および表面試験

溶接継手数の7.5%※1︓呼び径100A未満の溶接継手、ソケット溶接継手は表面試験のみ※2︓公称厚さ9.5mmを超える溶接継手のみ（12.7mm以下の溶接継手は体積試験または表面試験のいずれか）

溶接部

︓構造不連続部位（PSIの対象箇所）
︓定点として選定した部位（ISIの対象箇所）

探触⼦

外面

内面︓試験範囲

クラス１管の溶接継手の体積試験（超⾳波探傷試験）の例

定点の選定イメージ図

配管肉厚測定の概要

9

配管肉厚測定用のアイソメ図

配管肉厚測定の実施状況

測定点位置図配管肉厚管理対象範囲（1/2）

10

PWRの例
︓顕著な流れ加速型腐⾷（FAC）が発生する可能性がある範囲

配管肉厚管理対象範囲（2/2）

11

PWRの例

︓液的衝撃エロージョン（LDI）が発生する可能性がある範囲

余寿命評価に基づく配管肉厚管理（概念）12

測定データに基づき余寿命を算出し、余寿命が次回の定期事業者検査までの期間を下回る場合には取替を計画・実施

配管肉厚
公称厚さ︓t︓測定データ

必要最⼩厚さ︓tsr
0（運転開始）

取替・補修を計画、次回の定期事業者検査時に測定実施（次回の定期事業者検査までの期間以上〜5年未満）

現在

余寿命時間

運転中に余寿命がなくならないよう取替・補修を実施（次回の定期事業者検査までの期間を下回る）⾼経年化対策＜取替困難な機器の特別点検の概要＞
対象機器

13

対象部位

特別点検

（参考）通常点検

炉心領域部

⺟材及び溶接部に対して超⾳波探傷試験※１による⽋陥の有無の確認

溶接部に対して超⾳波探傷試験※１による⽋陥の有無の確認

⼀次冷却材ノズル
コーナー部内張り部に対して渦流探傷試験※２による⽋陥の有無の確認

⺟材に対して超⾳波探傷試験※１による⽋陥の有無の確認

炉内計装筒溶接部に対して⽬視点検及び計装筒内面に対して渦流探傷試験※２による⽋陥の有無の確認

貫通部外面からの⽬視点検による漏えい確認

原⼦炉格納
容器

原⼦炉格納容器鋼板

接近できる点検可能範囲全てに対して⽬視点検による塗膜状態の確認

可視範囲に対して⽬視点検による塗膜状態（防⾷維持）の確認

コンクリート構造物

原⼦炉格納施設
原⼦炉補助建屋 等

採取したコアサンプル約150個による強度、中性化、 ⽬視点検及びリバウンドハンマーによる強度確認、塩分浸透、アルカリ⾻材反応、遮蔽能⼒の確認
必要に応じ、コアサンプルによる強度等※３の確認

原⼦炉容器※１︓超⾳波の反射によって⽋陥の有無を確認※２︓材料に渦電流を発生させ、その電流の変化によって表面⽋陥の有無を確認※３︓強度の他、中性化および塩分浸透について確認

原⼦炉容器点検

原⼦炉格納容器点検
⼀次冷却材ノズルコーナー部【通常点検】
超⾳波探傷検査（⺟材）【特別点検】
渦流探傷検査（内張り）

原⼦炉格納容器鋼板【通常点検】
可視範囲に対して⽬視点検【特別点検】
点検可能範囲全てに対して
⽬視点検

外部遮蔽壁

超⾳波探傷検査（溶接部）【特別点検】
超⾳波探傷検査（⺟材・溶接部）【特別点検】
管内面︓渦流探傷検査
溶接部︓ﾋﾞﾃﾞｵｶﾒﾗによる⽬視【通常点検】
貫通部外面側から直接⽬視

内部コンクリートﾀｰﾋﾞﾝ建屋(ﾀｰﾋﾞﾝ架台)

原⼦炉格納施設基礎

原⼦炉格納施設
原⼦炉補助建屋 等【通常点検】
⽬視点検及びリバウンド
ハンマーによる強度確認
必要に応じコアサンプルによる強度等の確認

原⼦炉補助建屋

炉⼼領域部 【通常点検】
炉内計装筒

コンクリート構造物点検【特別点検】
採取したコアサンプルによる強度、中性化、塩分浸透、アルカリ⾻材反応、遮蔽能⼒の確認

特別点検（原⼦炉容器）※※⾼浜１、２号機運転期間延⻑認可申請の内容を例として記載

点検⽅法
 炉心領域100%（⺟材・溶接部）を試験対象。
着⽬する経年劣化モードである中性⼦照射脆化は、加圧熱衝撃（ＰＴＳ）の観点から内表面近傍の⽋陥が特に重要となることから、これに有効な縦波斜角70度の超⾳波探傷試験を実施した。
 通常の供⽤期間中検査で実施している斜角45度、60度、垂直による超⾳波探傷試験も併せて実施。

炉心領域100%（溶接部・⺟材）点検⽅法の妥当性
 JEAC4207-2008「軽⽔型原⼦⼒⽤機器の供⽤期間中検査における超⾳波探傷試験規程」を準⽤。
 国プロ「超⾳波探傷試験による⽋陥検出性及びサイジング精度に関する確証試験」（ＵＴＳ）により深さ5mm程度の⽋陥であれば十分検出可能であることが確認されている。
 5mmの検出精度は、ＰＴＳ評価の想定（深さ10mmの表面⽋陥）に対して十分な⽋陥検出性能である。

70°（クラッド表面欠陥）

70°（クラッド表面近傍内部欠陥）

平成16年度ＵＴＳ報告書（原⼦⼒発電施設検査技術実証事業に関する報告書（超⾳波探傷試験における⽋陥検出及びサイジング精度の確認に関するもの））P.429

14

特別点検（原⼦炉容器）※※⾼浜１、２号機運転期間延⻑認可申請の内容を例として記載

点検結果
⼀次冷却材ノズルコーナー部6箇所の渦流探傷試験を⾏い有意な欠陥なし

燃料取替クレーンにより⽬視点検装置、渦流探傷試験装置を吊り下げて試験

原⼦炉容器供⽤期間中検査ロボットを使⽤して試験

ECTプローブ

炉⼼領域の⺟材及び溶接部の超⾳波探傷試験を⾏い有意な欠陥なし

検査範囲

炉内計装筒50箇所の溶接部
及び管内⾯の渦流探傷試験(ECT),⽬視試験(VT)を⾏い有意な欠陥なし
管内面
ECT検査

溶接部
VT検査

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特別点検（原⼦炉格納容器）※※⾼浜１、２号機運転期間延⻑認可申請の内容を例として記載

点検⽅法原⼦炉格納容器鋼板の内外表面について、⽬視試験により鋼板の塗膜状態を確認する。
⾼所等、直接⽬視できない箇所についてはカメラを⽤いた遠隔⽬視にて確認する。

半球部内面はポーラークレーン上から点検

半球部外面の点検の様⼦
ポーラークレーン

ＥＬ65ｍ

EL65ｍ

外面・回転ラダーや足場等から点検を実施

円筒部内面の点検の様⼦
ＥＬ32ｍ
ＥＬ17ｍ

EL17ｍ

外面

直接⽬視
遠隔⽬視

内面
・⾼所はポーラークレーン・機器歩廊等から遠隔⽬視
・遠隔⽬視試験はカメラを使⽤

内面点検結果︓原⼦炉格納容器の鋼板について、外⾯および内⾯の塗膜状態の⽬視試験を実施した結果、健全性に影響を与えるような塗膜の劣化や鋼板の腐⾷がないことを確認した。

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特別点検（コンクリート）※※⾼浜３、４号機運転期間延⻑認可申請の内容を例として記載(１)対象の構造物・点検項目等
対象の構造物・部位、着目する劣化事象及び点検方法等
対象コンクリート構造物

対象部位

PWR 対象部位毎の点検項目

外部遮蔽壁
原⼦炉格納施設等

内部コンクリート
基礎マット外壁

原⼦炉補助建屋

内壁及び床
使⽤済み燃料プール
基礎マット

タービン建屋

内壁及び床基礎マット
海中帯

取⽔槽

干満帯
気中帯

安全機能を有する系統及び機器又は常設重⼤事故等対処設備に属する機器を支持する構造物

着目する
劣化事象
強度低下及び遮蔽能力低下

点検方法／点検項目
採取したコアサンプルによる強度、遮蔽能力、中性化、塩分浸透及びアル
カリ骨材反応の確認｢実用発電用原子炉の運転期間延長認可申請に係る運用ガイド｣より

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特別点検（コンクリート）※※⾼浜３、４号機運転期間延⻑認可申請の内容を例として記載(１)対象の構造物・点検項目等
対象の構造物 位置図等

外部遮蔽壁
３号機
４号機

原子炉補助建屋

内部コンクリート
タービン建屋

タービン建屋
外部遮蔽壁
内部コンクリート
原子炉格納施設基礎

取水槽
非常用ディーゼル発電用燃料油タンク基礎
原子炉補助建屋

復水タンク基礎

原子炉格納施設基礎18

特別点検（コンクリート）※※⾼浜３、４号機運転期間延⻑認可申請の内容を例として記載(１)対象の構造物・点検項目等
点検部位選定の基本的考え方

点検項目毎に、点検項目に対する劣化メカニズムや影響要素等を踏まえ、各対象構造物において使用環境条件等が最も厳しくなる場所を選定
各要因ごとの選定の考え方（例）○中性化
・空気環境（二酸化炭素、温度及び湿度）の影響を受ける。
→対象構造物ごとに、塗装の施されていない範囲から、各環境測定結果をもとに、相対的に影響度が大きい範囲を選定○塩分浸透
・塩分浸透は構造物へ飛来してくる海からの塩分の量や、使用材料の影響を受ける。
→飛来塩分測定結果等をもとに、相対的に影響が大きい範囲を選定○アルカリ骨材反応・水分やアルカリの供給及び放射線照射量の影響を受ける。
→環境測定等を踏まえて、水分供給の観点で相対的に湿度が大きい範囲を、アルカリ供給の観点で相対的に塩分供給が大きい範囲を、放射線照射量が最も多い箇所を選定

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特別点検（コンクリート）※※⾼浜３、４号機運転期間延⻑認可申請の内容を例として記載(２)点検方法
ＪＩＳ規格、各種学会規格（日本建築学会等）、最新知見を踏まえた試験方法により実施

コアサンプル(比重の確認)(中性化している範囲を確認)

圧縮

試薬により変色度合いを確認

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特別点検（コンクリート）※※⾼浜３、４号機運転期間延⻑認可申請の内容を例として記載

21(３)点検結果
・実施時期：2021年11月～2022年10月
・コアサンプル数：約150本／号機・実施結果：全点検項目において、コンクリートの健全性に影響を与えるような劣化は認められなかった．

実施例）強度の点検結果
設計基準強度を上回っていることを確認．
強度試験結果（3号機）
代表構造物

ｺｱｻﾝﾌﾟﾙ数（本）

試験結果（平均圧縮強度）(N/mm2)

設計基準強度(N/mm2)

外部遮蔽壁

332.3

内部コンクリート

339.6

原子炉格納施設基礎

342.1

原子炉補助建屋

1543.0タービン建屋

937.5

20.6

取水構造物

949.4

23.5

24.5

※すべてのコアサンプルの試験結果が設計基準強度を上回ることを確認

劣化技術評価（コンクリート）※※⾼浜３、４号機運転期間延⻑認可申請の内容を例として記載

基本的考え方○コンクリート構造物の経年劣化事象（強度低下および遮蔽能力低下）に影響をもたらす要因ごとに評価を行う。
○延長しようとする期間を踏まえて、６０年間の運転を想定した健全性評価を行う。
○特別点検結果を踏まえる。
○日本建築学会、土木学会等の知見を用いる。

22

劣化技術評価（コンクリート）※※⾼浜３、４号機運転期間延⻑認可申請の内容を例として記載(１)経年劣化事象・主要劣化要因・健全性評価 ①事象

主要因

熱強度
低下

劣化メカニズム
コンクリートが熱を受けると、温度条件によってはコンクリート中の水分の逸散に伴う乾燥に起因する微細なひび割れ、あるいは水分の移動に起因する空隙の拡大などにより強度が低下する可能性がある。

【外部】

劣化技術評価

【内部】

熱放射線

放射
線
照
射

コンクリートは、中性子照射やガンマ線照射に起因する内部発熱により、コンクリート中の水分が逸散し、強度が低下する可能性がある。

中性化

コンクリートは空気中の二酸化炭素の作用を受けると、徐々にそのア【外部】
ルカリ性を失い中性化する。中性化がコンクリートの内部に進行しアル二酸化炭素
カリ性が失われると鉄筋周囲に生成されていた不動態被膜も失われ、鉄筋はコンクリート中の水分、酸素の作用により腐食し始める。さらに、鉄筋の腐食が進行すると酸化生成物による体積膨張からコンクリートにひび割れや剥離が生じ、コンクリート構造物としての健全性が損なわれる可能性がある。

逸散

温度分布解析の結果、コンクリートの最高温度が基準値以下であり、健全性評価上問題とならない。
【詳細は後述】

水分60年時点のガンマ線照射量が基準値以下であること、中性子照射量はごく一部基準値を超えるがその範囲は軽微であり、構造耐力上影響がないことから、健全性評価上問題とならない。
【詳細は後述】

ひび割れ

【内部】

・環境条件や特別点検結果等を踏まえて、知見式により60年時点の中性化深さを予測した結果、基準値（鉄筋が腐食し始めるとされている値）以下であり、健全性評価上問題とならない。高浜３号機評価結果

腐食による体積膨張

中性化深さ（cm）
推定値
測定値
鉄筋
ひび割れ、剥離

原子炉補助建屋（基礎マット）
原子炉補助建屋（内壁及び床）取水構造物（気中帯）※1 運転開始後37年※2 運転開始後36年

調査時点

運転開始後60年経過時点

2.4 ※10.3 ※20.5 ※1

3.1
4.00.7

基準値(cm)6.06.08.523

劣化技術評価（コンクリート）※※⾼浜３、４号機運転期間延⻑認可申請の内容を例として記載(１)経年劣化事象・主要劣化要因・健全性評価 ②事象

主要因

塩分
浸透

強度
低下

遮蔽
能力
低下

アル
カリ
骨材
反応

劣化メカニズム
コンクリート中に塩化物イオンが浸透して鉄筋位置まで達すると、鉄筋表面の不動態被膜が失われるため、鉄筋はコンクリート中の水分、酸素の作用により腐食し始める。腐食が進行すると酸化生成物による体積膨張からコンクリートにひび割れや剥離が生じ、コンクリート構造物としての健全性が損なわれる可能性がある。
コンクリート中の反応性シリカを含む骨材と、セメントなどに含まれるアルカリ（ナトリウムイオンやカリウムイオン）が、水の存在下で反応してアルカリ珪酸塩を生成し、この膨張作用によりコンクリートにひび割れが生じ、コンクリート構造物としての健全性が損なわれる可能性がある。

【外部】

熱

【内部】

塩化物
イオン

腐食による体積膨張

ひび割れ、剥離高浜３号機評価結果

環境条件や特別点検結果等を踏まえて、知見式により60年時点の鉄筋腐食減量を予測した結果、基準値（かぶ気中帯りコンクリートひび割れ発生時点）以下 取
鉄筋水であり、健全性評価上問題とならな
構 干満帯
造
い。
物 海中帯

【外部】

【内部】
反応性骨材

水
膨張

ひび割れ

【外部】

コンクリートは、周辺環境からの伝熱及び放射線照射に起因する内部発熱により、コンクリート中の水分が逸散し、放射線に対する遮蔽能力が低下する可能性がある。

劣化技術評価

鉄筋腐食減量（×10-4 g/cm2）
運転開始後
基準値
60年時点
6.090.1

11.088.1

0.088.1

以下により健全性評価上問題とならない。
・これまで実構造物にアルカリ骨材反応に起因するひび割れ等が認められていない。
・使用骨材が反応性でないことを試験で確認。
・特別点検（実体顕微鏡観察）でコンクリート構造物の健全性に影響を与えるような反応性がないことを確認。

【内部】

熱逸散
水分ひび割れ温度分布解析の結果、コンクリートの最高温度が中性子遮蔽およびガンマ線遮蔽に対する基準値(中性子遮蔽88℃，ガンマ線遮蔽177)以下であり、健全性評価上問題とならない。

24

劣化技術評価（コンクリート）※※⾼浜３、４号機運転期間延⻑認可申請の内容を例として記載

25(２)健全性評価－熱による強度低下
ａ．評価対象部位
１次遮蔽壁（内部コンクリート）
ｂ．評価点
運転時に最も高温となる炉心領域部
ｃ．評価手順２次元輸送計算コードによりガンマ発熱量分布を算出し、熱伝導方程式により温度分布を算出
炉心領域部

ｄ．健全性評価結果
コンクリートの最高温度は基準値以下であり、１次遮蔽壁の概要

健全性評価上問題とはならない

また、熱の評価点近傍から採取したコアサンプルについて、特別点検において強度試験を行った結果、設計基準強度を上回っていることを確認
１次遮蔽壁における解析による最高温度と基準値の比較

最高温度（℃）

基準値※（℃）

判定

約5665OK※日本建築学会「原子炉建屋構造設計指針・同解説」（1988）

評価点近傍におけるコンクリートの強度試験結果（３号機）

内部コンクリート（1次遮蔽壁）平均圧縮強度(N/mm2)

設計基準強度(N/mm2)39.624.5

劣化技術評価（コンクリート）※※⾼浜３、４号機運転期間延⻑認可申請の内容を例として記載(２)健全性評価－放射線照射による強度低下（１／２）
ａ．評価対象部位
１次遮蔽壁（内部コンクリート）
ｂ．評価点
中性子線、ガンマ線の照射量が最大となる炉心領域部
ｃ．評価手順①放射線量率の算定
・１次遮蔽壁における中性子束およびガンマ線量率を２次元輸送計算コードにより算出
炉心領域部②放射線照射量の算出
・上記線量率に運転時間※1を掛けて中性子照射量および中性子照射量を算出※1 運転時間の算出において用いた設備利用率
・２０２１年３月３１日まで：実績
・２０２１年４月１日以降 ：９０％（想定）

１次遮蔽壁の概要③耐力評価
・運転開始後６０年経過時点の放射線照射量が、コンクリートの強度低下を及ぼす可能性のある目安値を超える
場合は、構造体の耐力が設計荷重を上回ることを確認。
中性子照射量の目安値 1×1019（E＞0.1MeV）(n/cm2) ※１
ガンマ線照射量の目安値 2×108 （Gy） ※２※1：小嶋他 中性子照射がコンクリートの強度に及ぼす影響(NTEC-2019-1001)※2：Hilsdorf et al. The Effects of Nuclear Radiation on the Mechanical Properties of Concrete（1978）26

劣化技術評価（コンクリート）※※⾼浜３、４号機運転期間延⻑認可申請の内容を例として記載

27(２)健全性評価－放射線照射による強度低下（２／２）
ｄ．健全性評価結果
・中性子照射量が目安値を超える範囲は、１次遮蔽壁の厚さ（最小２７９ｃｍ）に対し、最大で12cm程度。当該部位が欠損しているものとして耐力評価を行い、問題がないことを確認。
・ガンマ線照射量は目安値を下回っていることを確認。
原子炉容器支持構造物コンクリート 接線方向荷重による引張評価（3号炉）
欠損想定荷重（kN）

耐力（kN）

耐震裕度

欠損無2,5005,100

2.04

欠損有

2,500

5,000

2.00

・ 放射線照射の評価点近傍から採取したコアサンプルについて、特別点検において強度試験を行った結果、設計基準強度を上回っていることを確認
評価点近傍におけるコンクリートの強度試験結果（３号機）

内部コンクリート（1次遮蔽壁）

平均圧縮強度(N/mm2)

設計基準強度(N/mm2)

39.6

24.5
枠囲みの内容は機密に係る事項ですので公開することはできません。

まとめ

28

原⼦⼒発電所の安全性や機器の健全性は、⽇常点検・保全、状態監視、定期試験、定期事業者検査、⾼経年化技術評価に基づく点検等により確保しております。
中でも⾮破壊検査は、機器の健全性を確認する上で重要な技術であり、規格基準に従って確実に実施するとともに、更なる精度向上等を図る取り組みを実施し、安全性向上を図っております。

配管減肉事象とは参考• 系統配管内の偏流発生部位（エルボ，T管，オリフィス，弁など）とその下流部において，配管肉厚が時間の経過とともに除々に減少していく現象• 流体加速型腐⾷（Flow Accelerated Corrosion︔FAC）• 液滴衝撃エロージョン (Liquid Droplet Impingement erosion ︔LDI)

オリフィスによる乱流

酸化皮膜の腐⾷による減肉

水単相流

オリフィス下流のFACによる減肉・ ⽔の流れによって配管内壁面の腐⾷が加速される減肉現象
・ 主に単相流の⽔や⾼い湿り度の⽔-蒸気二相流が流れる配管で発生オリフィスにより加速される液滴

衝撃圧⼒による破損で減肉

蒸気流

オリフィス下流のLDIによる減肉・ 蒸気流中の液滴が配管壁面に⾼速で衝突する際に発生する衝撃圧⼒による減肉現象
・主に⾼速の湿り蒸気流が流れる配管で発生