高浜発電所１号機の原子炉起動予定および調整運転の開始予定について

２０２３年７月２６日
関西電力株式会社

高浜発電所１号機（加圧水型軽水炉 定格電気出力８２万６千キロワット、定格熱出力２４４万キロワット）は、２０１１年１月１０日から第２７回定期検査を実施しており、２０２３年７月２８日に原子炉を起動し、翌２９日に臨界に達する予定です。
その後は、諸試験を実施し、８月２日に定期検査の最終段階である調整運転を開始する予定であり、８月２８日には総合負荷性能検査を実施し、本格運転を再開する予定です。

以（添付資料）高浜発電所１号機 第２７回定期検査の概要

上高浜発電所１号機 第２７回定期検査の概要
１．主要工事等（１）原子炉照射試験片取出工事（図－１参照）
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、プラントの運転年数や「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」
等を考慮し、原子炉容器内部に設置している照射試験片を２０２１年に取り出しました。（今回で５回目）（２）１次冷却材ポンプ供用期間中検査（図－２参照）
１次冷却材ポンプの供用期間中検査として、Ｂ－１次冷却材ポンプの主フラ
ンジ締め付け部やケーシング内表面について目視検査や超音波探傷検査を行い、健全性を確認しました。
（３）１次冷却材ポンプ電源監視回路改造工事（図－３参照）
１次冷却材ポンプ駆動用電源の電圧および周波数の低下を監視する装置の電源が喪失した状態で運転することを防止するため、監視装置の電源が喪失した
場合には、「電源電圧低」および「電源周波数低」の信号を発信する回路に変更し、中央制御室に警報を発報するとともに、３台ある監視装置のうち、２台以上で電源が喪失した場合に原子炉が停止する構成としました。
（４）原子炉冷却系統設備小口径配管他取替工事（図－４参照）
国外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、高温環境で溶存酸素濃度が高い１次冷却材系統の配管の溶接部について、計画的に対策工事を実施しています。今回は、化学体積制御系統１箇所および試料採取系統１箇所について、耐食性に優れた材料に取り替えました。また、取替え時の作業性を考慮し、対象箇所周辺の弁や配管の一部を取り替えました。
（５）高サイクル熱疲労割れに係る対策工事（図－５参照）
国内外ＰＷＲプラントにおける高サイクル熱疲労割れ事象（温度ゆらぎによる熱疲労※）を踏まえ、２系統ある充てん配管のうち、使用していない系統の充てん配管（待機系）、隔離弁などを撤去しました。
※使用していない系統の充てん配管において、隔離弁のシート漏れにより低温水（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（６）中央制御盤他取替工事（図－６参照）
中央制御盤について、設置されている指示計、操作スイッチ等の機器が製造中止となったことから、今後の保守性を考慮し、最新のデジタル式に取り替えました。
また、中央制御盤に接続されている原子炉保護装置※等についても、電子部品が製造中止になったことから、今後の保守性を考慮し、最新設計のものに取り替えました。
中央制御盤の取替えに合わせて、機器の操作や監視データの信号を伝送する
ケーブルを難燃ケーブルに取り替えました。
※１次冷却材系統の圧力・温度信号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装置

（７）格納容器再循環サンプスクリーン取替工事（図－７参照）
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ました。
（８）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－８参照）
国内外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、予防保全対策として、加圧器サージ管台について、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ました。
（９）安全系計器用電源装置取替および常用系直流電源装置他設置工事 （図－９参照）
安全系計器用電源装置について、構成部品が製造中止となったことに伴う保守性向上および電気・計装装置のデジタル制御化による消費電力の増加を踏まえて、最新かつ電源容量（電源供給能力）が大きい装置に取り替えました。
また、今後の消費電力の増加を見据えて、新たに常用系直流電源装置を設置するとともに、安全系計器用電源装置のバックアップ電源となる安全系直流電源装置に接続している一部の常用系負荷を常用系直流電源装置に接続するよう移設しました。
（１０）火災防護対象ケーブル系統分離対策工事等（図－１０参照）
火災影響範囲外の火災防護対象ケーブルを収納する電線管に関する原子力規制庁の指摘を踏まえ、２０２３年３月３１日に設計及び工事計画認可の申請を行うとともに、耐火シートの施工等の系統分離対策を実施しました。また、火災防護に係る使用前検査における原子力規制庁からの指摘を踏まえ、火災感知器についても適切な位置に移設しました。
２．設備の保全対策（２次系配管の点検および取替工事）（図－１１参照）
当社の定めた「２次系配管肉厚の管理指針」に基づき、２次系配管７８７箇所について超音波検査（肉厚測定）等を実施しました。その結果、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ありませんでした。
また、今後の保守性を考慮した部位８７箇所を耐食性に優れたステンレス鋼、または、炭素鋼の配管に取り替えました。
３．蒸気発生器伝熱管の渦流探傷検査結果
蒸気発生器３台のうち、ＡおよびＣ－蒸気発生器伝熱管全数（3,382本×2台、計6,764本）について渦流探傷検査を実施し、異常のないことを確認しました。
４．燃料集合体の取替え
燃料集合体全数１５７体のうち６１体を取り替えました。なお、今回装荷した
新燃料集合体は４４体です。
燃料集合体の外観検査（６体）を実施した結果、異常は認められませんでした。

５．総点検等の実施（図－１２参照）

原子炉を冷却する系統の温度、圧力を上げる前に、トラブルの未然防止を目的として、現場パトロール（総点検）を実施しました。この総点検は、３回実施し、再稼
動経験のある技術系社員、協力会社、メーカ含め、延べ約３６０名が参加しました。
また、原子力分野以外の技術者の視点・知見の活用を目的として、計５分野（火力関係、水力関係、鉄鋼関係、石油化学関係、電気設備関係）の技術者と当社社員による現場点検を実施しました。点検は各分野２回ずつ実施し、延べ約１１０名が参加しました。
今後、原子炉起動前や発電機並列前後の段階においても、協力会社、メーカ、再稼動経験のある当社ＯＢの体制で、集中的な安全確認を行う予定です。
６．福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上対策工事（表－１参照）

福島第一原子力発電所事故を踏まえ、新規制基準対応工事を含む安全性向上対策工事を実施しました。
新規制基準では、地震・津波等の自然災害や火災等への対応の充実、多重性・多様性・独立性を備えた信頼性のある電源・冷却設備の機能強化等が求められており、これらに対応するため、主に以下の対策を行っています。
（１）設計基準への対策（図－１３、１４参照）
地震対策として、基準地震動の見直し（５５０→７００ガル）に伴い、１次系
冷却材系統等の配管や燃料取替用水タンク等の設備について、耐震補強工事を実施しました。
津波対策として、敷地内への浸水を防止するため、防潮堤や潮位計等を設置しました。その後警報が発表されない可能性のある津波が発生した場合に備えて、潮位計等を追加設置しました。
その他自然現象等への対策として、竜巻による飛来 物の衝 突 を防止す るため、安全上重要な屋外設備である海水ポンプエリア等に、鋼板や鋼製の防護ネットの設置等を行いました。
火災防護対策として、地震等により既存の消火水系統が使用できない場合を想定し、消火水タンク等を設置しました。
溢水対策として、地震等により機器が破損し、タンクや配管等から水が漏えいした場合を想定しても、安全上重要な設備に影響がないよう、溢水の伝播経路に止水対策等を行いました。
（２）重大事故への対策○電源の確保（交流電源）（図－１５参照）
外部電源が喪失して非常用ディーゼル発電機が起動しない場合の代替電源として空冷式非常用発電装置を設置するとともに、中央制御室から遠隔起動できるよう設備を改造しました。
空冷式非常用発電装置からの電源供給等が期待できない場合を想定して、電源車を配備するとともに、原子炉補助建屋側面に接続口を設置し、電源車からの電力ケーブルを接続することで直流主分電盤や計器用電源等への電源供給を可能としました。

また、既存の所内電気設備が使用できない場合を想定して、空冷式非常用発電装置から恒設代替低圧注水ポンプ等の重要機器に直接給電を可能にするため、代替所内電気設備（高圧分岐盤、分電盤、補機切替盤等）を設置しました。
（直流電源）（図－１６参照）
全交流電源喪失時においても蓄電池から必要な電源を２４時間以上供給可能とするため、全交流電源喪失時における原子炉の冷却等に不要な負荷のうち、速やかに切り離す必要がある負荷を遠隔にて切り離すための操作盤を中央制御室に設置しました。
さらに、直流電源系統が機能喪失した場合を想定して、加圧器逃がし弁を作動させるための電磁弁に直流電源を供給するための 専用の可搬型バッテリを配備しました。
○冷却機能の確保（炉心・格納容器の冷却）（図－１７参照）
電源が喪失した場合においても、原子炉および格納容器スプレイの注水を可能とするため、可搬式代替低圧注水ポンプ、恒設代替低圧注水ポンプおよび原子炉下部キャビティ注水ポンプを設置しました。
原子炉補機冷却水系統が機能喪失した場合を想定し、ポンプ自身の吐出水によりモータ等を冷却（自己冷却）するための配管を設置しました。
海水ポンプが機能喪失した場合等の格納容器の除熱機能の代替手段として、大容量ポンプを配備しました。
原子炉や格納容器の冷却にかかる給水開始までの時間を削減するため、送水車を配備しました。また、重大事故等対処設備の燃料を重油で統一するため、送水車の燃料を軽油から重油に変更しました。
（水源）
原子炉や格納容器を冷却するための水源である燃料取替用水タンクに、純水タンクやほう酸タンクから補給ができない場合を想定して、通常は蒸気発生器を冷却する水源として使用する復水タンクからの補給を可能とするため、移送配管を設置しました。
７．次回定期検査の予定
２０２４年４月２２日から開始予定
以

上

表－１

主な新規制基準対応設備一覧（１）設計基準への対策（設備、対策工事）
地震対策
・耐震補強工事・斜面安定化対策工事
津波対策
・防潮堤
・自然現象監視カメラ、潮位計
その他自然現象等(竜巻対策) ・防護鋼板、防護ネット
火災防護対策・消火水タンク、ポンプ、防火帯
溢水対策
・浸水防止堰 等（２）重大事故への対策（設備）
電源確保対策・空冷式非常用発電装置、遠隔起動操作盤
・可搬型代替電源（電源車）
・蓄電池の増強、遠隔負荷切離操作盤
・加圧器逃がし弁用可搬型バッテリ
・代替所内電気設備（高圧分岐盤、分電盤）等
冷却設備
対策

炉心・格納容器の ・代替注水設備（恒設／可搬式代替低圧注水ポンプ、
冷却
ポンプ用電源車、送水車、原子炉下部キャビティ
注水ポンプ）
・既設注水設備への自己冷却配管
・大容量ポンプ 等
溶融炉心の冷却・代替注水設備（恒設代替低圧注水ポンプ、原子炉
下部キャビティ注水ポンプ） 等
使用済燃料ピット ・スプレイヘッダ、送水車の冷却・放水砲、放水砲用大容量ポンプ
水源の確保
・復水タンクから燃料取替用水タンクへの冷却水移
送配管 等
最終ヒートシンク ・大容量ポンプ 等への熱輸送
水素爆発による格納容器破損 ・原子炉格納容器水素燃焼装置
防止対策
・静的触媒式水素再結合装置 等
放射性物質拡散防止抑制対策 ・放水砲、放水砲用大容量ポンプ
・シルトフェンス、ゼオライト対策の指揮を行う設備
・緊急時対策所
その他
・衛星通信設備
・可搬式モニタリングポスト
・下部キャビティ水位計 等

高浜発電所１号機

第２７回定期検査の作業工程（２０２３年７月２６日現在）

2011年
1月

2011年
2月

2011年
3月

2011年
4月

2012年
12月

2014年
10月

2018年
4月

2020年
6月

2021年
1月

2021年
５月

2021年
6月

2021年
7月

2023年
5月

2023年
6月

2023年
7月

2023年
8月

並列
総合負荷性能検査(８月２日予定) (８月２８日予定)
解列
１月１０日

福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上対策対応および新規制基準対応

起動試験

燃料装荷

漏えい検査

原子炉容器 原子炉容器
開放
組立
燃料取出

出力上昇試験

１次冷却材系統

１次冷却材系統降温

原子炉容器組立

起動試験

原子炉容器開放

原子炉容器開放

燃料装荷

燃料取出

原子炉容器組立
原子炉格納容器
漏えい率検査燃料装荷

Ｂ－非常用ディーゼル発電機からの潤滑油漏えいに係る調査

燃料取出

起動試験

起動前弁点検１次冷却材系統
漏えい検査

原子炉格納容器
漏えい率検査１次系ポンプ弁点検

制御棒駆動装置
動作確認

１次冷却材ポンプ動作確認
制御棒駆動装置動作確認
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

主格納容器再循環サンプスクリーン取替工事

要

安全系計器用電源装置取替および常用系直流電源装置他設置工事

工
程

１次冷却材ポンプ供用期間中検査
１次冷却材ポンプ電源監視回路改造工事
原子炉冷却系統設備小口径配管他取替工事
高サイクル熱疲労割れに係る対策工事
中央制御盤他取替工事
原子炉照射試験片取出工事
火災防護対象ケーブル系統分離対策工事等工程については、作業や検査の進捗状況等により、今後変更となる場合があります。
注：黒塗りは実績を示す＊高浜発電所１号機の安全性向上対策については、２０２０年９月に設備の据え付けや取替え等の本工事が完了＊高浜発電所１号機の特定重大事故等対処施設については、２０２３年７月１４日に運用開始

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図－１ 原子炉照射試験片取出工事
工事概要
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、プラントの運転年数や「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」等を考慮し、原子炉容器内部に設置している照射試験片を２０２１年に取り出しました。（今回で５回目）
概要図

原子炉容器（横から見た図）

原子炉容器（上から見た図）今回取出（2021年）（1984年取出後に②より移動※）

取出済（1984年）

設置中（2021年取出後に③より移動※）

取出済（2002年）

③
②

炉心そう

炉心

熱遮へい体

取出済（1976年）

カプセル
燃
料
集
合
体

原子炉容器

炉心そう
取出済（2009年）

設置中（1976年取り出し後に①より移動※）

④

①

設置中
熱遮へい体

（2009年取出後に④より移動※）※カプセルの設置位置により中性子の照射量が異なるため、照射試験片の取出し時に将来の評価に適切な照射量となるよう、カプセルの移動を行っている。

カプセル：照射試験片を収納した箱型の容器
取り出しはカプセルごとに行い、試験場所において中の試験片を取り出す

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図－２ １次冷却材ポンプ供用期間中検査
工事概要
１次冷却材ポンプの供用期間中検査として、Ｂ－１次冷却材ポンプの主フランジ締め付け部やケー
シング内表面について目視検査や超音波探傷検査を行い、健全性を確認しました。
概要図
系統概要図

１次冷却材ポンプの概要図

原子炉格納容器
加圧器【凡例】

Ａ・Ｂ・Ｃ蒸気発生器：１次冷却材の流れ

モータ軸

蒸気タービンへ【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

２次系冷却水

主軸
原子炉
容器

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

Ｂ－１次冷却材ポンプの点検概要図
モータスタンド

主フランジナットおよびワッシャ全２４組中の６組（２５％）を目視点検

ナット

ワッシャ
スタッドボルト
主フランジ

熱遮へい
装置

スタッドボルト全２４本中の６本（２５％）を超音波探傷検査
ケーシングのボルト穴回りのフランジ表面
全２４箇所中の６箇所（２５％）を目視点検

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

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図－３ １次冷却材ポンプ電源監視回路改造工事
工事概要
１次冷却材ポンプ駆動用電源の電圧および周波数の低下を監視する装置の電源が喪失した状態で運転することを防止するため、監視装置の電源が喪失した場合には、「電源電圧低」および「電源周波数低」の信号を発信する回路に変更し、中央制御室に警報を発報するとともに、３台ある監視装置のうち、２台以上で電源が喪失した場合に原子炉が停止する構成としました。
概要図
系統概要図
原子炉格納容器
加圧器

Ａ・Ｂ・Ｃ蒸気発生器

凡例

蒸気タービンへ：電源
２次系冷却水

原子炉
容器

：信号

１次冷却材ポンプ（Ａ、Ｂ、Ｃ）

警報発信（中央制御室）Ａ１次冷却材ポンプ電源
6600Ｖ電源

直流電源Ａ系

しゃ断器

直流電源Ｂ系
電源スイッチ

電源スイッチ
監視装置

監視装置
検
出
器

電動機

A

直流電源Ｃ系

Ｂ１次冷却材
ポンプ電源
検
出
器

動作回路

検
出
器

電動機

検
出
器

監視装置
Ｃ１次冷却材
ポンプ電源

検
出
器

検
出
器

動作回路

Ｂ

電動機

検
出
器

検
出
器

検
出
器

動作回路

Ｃ
原子炉トリップ信号

監視装置の電源が喪失した場合には、「電源電圧低」および「電源周波数低」の信号を発信する回路に変更し、中央制御室に警報を発報するとともに、３台ある監視装置のうち、２台以上で電源が喪失した場合に原子炉が停止する構成としました。

The Kansai Electric Power Co.,
Inc.

図－４

原子炉冷却系統設備小口径配管他取替工事

工事概要
国外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、高温環境で溶存酸素濃度が高い
１次冷却材系統の配管の溶接部について、計画的に対策工事を実施しています。
今回は、化学体積制御系統１箇所および試料採取系統１箇所について、耐食性に優れた材料に取り替えました。また、取替え時の作業性を考慮し、対象箇所周辺の弁や配管の一部を取り替えました。
概要図：取替範囲：応力腐食割れの感受性が高いと考えられる部位

化学体積制御系統

試料採取系統The Kansai Electric Power Co.,Inc.

図－５ 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事象（温度ゆらぎによる熱疲労）を踏まえ、２系
統ある充てん配管のうち、使用していない系統の充てん配管（待機系）、隔離弁などを撤去しました。
概要図

Ｂ－１次冷却材
ポンプより

１次冷却材管
Ｂループ（低温側）

１次冷却材管
Ａループ（低温側） Ａ－１次冷却材
ポンプより
原子炉
容器
逆止弁

充
て
ん
配
管
（
常
用
系
）

逆止弁

充
て
ん
配
管
（
待
機
系
）

撤去

加圧器へ

～
～

隔離弁

再生クーラ
充てん高圧注入ポンプより＜高サイクル熱疲労割れ事象（温度ゆらぎによる熱疲労）のメカニズム＞

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

逆止弁

逆止弁

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
（低温水）

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図－６ 中央制御盤他取替工事
工事概要
中央制御盤について、設置されている指示計、操作スイッチ等の機器が製造中止となったことから、今後の保守性を考慮し、最新のデジタル式に取り替えました。
また、中央制御盤に接続されている原子炉保護装置等についても、電子部品が製造中止になったことから、今後の保守性を考慮し、最新設計のものに取り替えました。
中央制御盤の取替えに合わせて、機器の操作や監視データの信号を伝送するケーブルを難燃ケーブルに取り替えました。
概要図

取替前（アナログ式）

取替後（デジタル式）
大型表示装置ディスプレイ

難燃ケーブル（ｹｰﾌﾞﾙ処理室）

指示計・
操作スイッチ
警報監視盤

プラント計算機

各設備より
原子炉
保護装置

原子炉保護
ﾘﾚｰﾗｯｸ

安全防護系
ﾘﾚｰﾗｯｸ（ﾘﾚｰﾗｯｸ室他）

原子炉
制御装置

1次系補助
ﾘﾚｰﾗｯｸ

各設備より

2次系補助
ﾘﾚｰﾗｯｸ（現場）
原子炉トリップ
遮断器

電動補助
給水ﾎﾟﾝﾌﾟ等

１次冷却材
ポンプ等

復水ポンプ等：中央制御盤全体の取替工事にて、最新式に取り替えた箇所：原子炉保護装置等の取替工事にて、最新設計のものに取り替えた箇所

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図－７ 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ました。
概要図
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
格納容器スプレ

燃料取替用
水タンク

原子炉容器

内部スプレポンプ

蒸
気
発
生
器

余熱除去ポンプ
1次冷却材
ポンプ
1次冷却材

格納容器再循環サンプ

主蒸気（タービンへ）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）
冠水時の水位 EL約１１ｍ
スクリーン
EL：約１０ｍ

参考（スクリーン取替えイメージ）
項目

工事前

工事後

ろ過穴

縦 約62.0mm × 横 約5.0ｍｍ

直径 約1.68ｍｍ

全体の表面積約15.9ｍ２

約575.0ｍ２

材質

ステンレス

ステンレス

再循環サンプスクリーンの
俯瞰図

スクリーン
の概要

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図－８ ６００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、予防保全対策として、加圧器サージ管台について、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ました。
概要図

取替概要図
加圧器

加圧器サージ管台【工事前】

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）

約１５ｍ

【工事後】

オーバーレイ（ステンレス鋼）

管台（低合金鋼）

サージ管台

溶接継手
（690系ニッケル基合金）
セーフエンド（ステンレス鋼）

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図－９ 安全系計器用電源装置取替および常用系直流電源装置他設置工事
工事概要
安全系計器用電源装置について、構成部品が製造中止となったことに伴う保守性向上および電気・計装装置のデジタル制御化による消費電力の増加を踏まえて、最新かつ電源容量（電源供給能力）が大きい装置に取り替えました。
また、今後の消費電力の増加を見据えて、新たに常用系直流電源装置を設置するとともに、安全系計器用電源装置のバックアップ電源となる安全系直流電源装置に接続している一部の常用系負荷を常用系直流電源装置に接続するよう移設しました。
概要図
［工事前］

安全系交流440V母線

安全系計器用
電源装置

安全系直流
電源装置

交流→直流
変換

計器用
インバータ

計器用
後備変圧器

蓄電池

安全系
直流母線

計器用電源
計
器
盤

計
器
盤

計
器
盤

計
器
盤

計
器
盤

安全系交流母線からの電源供給が停止した場合、蓄電池から電源が供給される。

・中央制御盤・原子炉保護計装盤
・原子炉制御計装盤・その他監視装置盤 他

安
全
系
機
器

安
全
系
機
器

常
用
系
機
器

・安全防護系リレーラック・ディーゼル発電機盤
・電動補助給水ポンプ起動盤
・安全系計器用電源装置 他

常
用
系
機
器

常
用
系
機
器

・非常用油ポンプ・非常用密封油ポンプ
・常用系計器用電源装置
・消火装置盤 他

デジタル制御により消費電力増加［工事後］
安全系交流440V母線
安全系直流電源装置

安全系計器用
電源装置
計器用
インバータ

計器用
後備変圧器

常用系交流440V母線

交流→直流
変換

計
器
盤

計
器
盤

蓄電池

②③によりバック
アップ電源の余裕を確保

安全系計器用母線
計
器
盤

交流→直流
変換
蓄電池

①電源容量が大きい装置に取替え計器
盤

常用系直流電源装置

計器
盤

安全系直流母線
安
全
系
機
器

安
全
系
機
器

常
用
系
機
器

②常用系直流電源装置を新たに設置③常用系機器を移設

常用系直流母線
常
用
系
機
器

常
用
系
機
器

＜移設設備＞
・非常用油ポンプ・非常用密封油ポンプ

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図－１０ 火災防護対象ケーブル系統分離対策工事等
工事概要
火災影響範囲外の火災防護対象ケーブルを収納する電線管に関する原子力規制庁の指摘を踏まえ、２０２３年３月３１日に設計及び工事計画認可の申請を行うとともに、耐火シートの施工等の系統分離対策を実施しました。また、火災防護に係る使用前検査における原子力規制庁からの指摘を踏
まえ、火災感知器についても適切な位置に移設しました。

概要図＜火災防護対象ケーブル系統分離対策＞

電線管：火災影響範囲
火災源による火炎高さ等により影響を与える範囲：火災影響範囲外
耐火シート施工+持ち込み可燃物管理により対策を実施
ポンプ

電気盤

＜火災影響範囲外の対策内容＞
火災影響範囲外の電線管側から水平距離６ｍ以内に火災源がある場合①①：電線管側に耐火シートを施工する②：火災源側に耐火シートを施工する
加えて、同範囲内に③：可燃物を持ち込まない管理を実施

or

+

②

③

耐火シート

火災源

or

耐火シートを施工

可燃物を持ち込まない管理火災源+

水平距離６ｍ以内＜火災感知器の移設＞
火災感知器について、消防法における煙感知器設置基準に基づき適切な位置に移設しました。
［消防法における煙感知器設置基準（例）］
壁またははりから０．６m以上離隔
天井
火災感知器

天井
はり
O.６ｍ
以上離す

火災感知器

壁
O.６ｍ
以上離す

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図－１１ ２次系配管の点検および取替工事
点検概要
今定期検査において、合計７８７箇所について超音波検査（肉厚測定）等を実施しました。
＜超音波検査（肉厚測定）：７６７箇所、内面目視点検：６箇所、内面目視点検および超音波検査（肉厚測定）：１４箇所＞○ 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

１，３９２
１，０３４
２，４２６

４９５
２８６
７８１

主要点検部位その他部位
合計○ ２次系配管肉厚の管理指針に基づく内面目視点検
高圧排気管の直管部２０箇所について、配管内面から目視点検を実施した結果、１４箇所の配管内面に減肉が認められたため、超音波検査（肉厚測定）を実施した。
（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ありませんでした。

概要図
今後の保守性を考慮した部位８７箇所を耐食性に優れたステンレス鋼または炭素鋼の配管に取り替えました。
【凡例】：主蒸気系統：給水系統＜系統別概要図＞

：復水系統
：抽気系統
：ドレン系統：主な配管取替箇所

①

発電機

蒸気発生器
高圧タービンＧ

低圧タービン【取替理由】
復水器

湿分分離加熱器

①
高圧給水
加熱器

復水器へ
蒸気発生器ブローダウン
ブロー水回収ポンプ

スチーム
コンバー
タへ

脱気器

復水ポンプ

①

①

①
①

①

高圧
タービン
より

湿分分離加熱器
ドレンタンク

蒸気発生器
ブローダウンタンク

第４

高圧給水加熱器へ

グランド
蒸気復水器

低圧給水加熱器

復水処理装置

第３

第２

第１

①

① 配管の保守性※を考慮して取り替えた箇所（８７箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼 ８１箇所
炭素鋼 ⇒ 炭素鋼
６箇所
［合計 ８７箇所］※ 狭隘部で肉厚測定がしづらい配管等を取り替えた。

①①
復水ブースタポンプ

脱気器タンク①
給水ポンプ
給水ブースタポンプ
低圧ドレンタンク

低圧ドレンポンプThe Kansai Electric Power Co.,Inc.

図－１２ 総点検等
実施概要
原子炉を冷却する系統の温度、圧力を上げる前に、トラブルの未然防止を目的として、現場パトロー
ル（総点検）を実施しました。この総点検は、３回実施し、再稼動経験のある技術系社員、協力会社、メーカ含め、延べ約３６０名が参加しました。
また、原子力分野以外の技術者の視点・知見の活用を目的として、計５分野（火力関係、水力関係、鉄鋼関係、石油化学関係、電気設備関係）の技術者と当社社員による現場点検を実施しました。点検は各分野２回ずつ実施し、延べ約１１０名が参加しました。
実施内容
＜総点検＞
１回目
（原子炉冷却系統の昇圧時）

２回目（復水器真空上昇時）

３回目(１次冷却材系統の昇温・昇圧前)

2023年7月2日、3日

2023年7月6日

2023年7月13日

実施日

点
検
結
果

参加人数

１１７名
当社社員：２８名
当社OB ： ６名
メーカ：１０名
協力会社：７３名

１２５名
当社社員：４７名
当社OB ： ８名
メーカ：１１名
協力会社：５９名

１１４名
当社社員：６３名
当社OB ：１０名
メーカ： ９名
協力会社：３２名

実施範囲

１次系

２次系

１・２次系

点検の観点

原子炉冷却系統昇圧時における漏えい有無、１次冷却材
ポンプ起動時の振動他

復水器真空上昇のタイミング
で 給水・復水系統の漏えいの有無他

原子炉冷却系統漏えい検査
前 および主蒸気管水張前の安全対策工事の範囲を含めた状態確認他

０件

０件

０件

０件

１件
（処置済み）

０件

１１８件

７９件

９３件

原子炉起動までに処置を要する不具合等
設備上の気がかり事項（圧力計取り付け部にじみ、支持金具のゆるみ 等）

運転に直接影響のない
気がかり事項（養生テープ残存 等）【発電所長による意識付け】【点検状況】＜原子力分野以外の技術者による点検の例＞［火力関係］
実 施 日：２０２３年７月１０、１１日
参加人数：延べ３１名（火力部門の当社社員６名、原子力部門の当社社員２５名）
点検結果：火力関係の技術者は、原子力発電所よりも高温、高圧系統の設備を取り扱っているため、主に蒸気系統、給水系統、配管サポートの点検を実施し、異常がないことを確認。
［鉄鋼関係］
実 施 日：２０２３年７月１８日、１９日
参加人数：延べ１８名（鉄鋼産業の技術者４名、原子力部門の当社社員１４名）
点検結果：非破壊診断技術を用いた回転機器の設備管理に精通しているため、主にポンプ等の運転状態（異音、振動）について点検を実施し、異常がないことを確認。

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図－１３ 設計基準への対策（地震対策） （１／２）
工事概要
基準地震動の見直し（５５０→７００ガル）に伴い、耐震補強工事を実施しました。
例）①配管サポート補強、②タンク基礎ボルトの補強、③周辺斜面安定化対策工事、④燃料取替用水タンク他取替工事、使用済燃料ピットクレーン補強工事、
外部遮へい壁耐震補強工事、原子炉格納容器貫通部配管カバー（伸縮継手）取替工事［下線の対策を下記工事概要図に示す］
工事概要図
安全上重要な設備およびそれらへの波及的影響を及ぼす恐れがある設備の耐震補強工事を実施しました。
①配管サポート補強

④

②
⑤

①

⑥
③

④

①クランプを厚板化②スナバを大型化③サポート部材追加（鋼材）④ボルト追加⑤太径Ｕボルトへ交換⑥サポート部材補強③②タンク基礎ボルトの補強

追設ガセットプレート
追設取付ボルト
追設アンカーボルト

補強範囲
その他、支持脚の補強、胴板の補強、架台の補強を実施しました。

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図－１３ 設計基準への対策（地震対策） （２／２）
工事概要図③周辺斜面安定化対策工事
緊急時対策所および１号復水タンク、トレンチ周辺の土砂を除去し、斜面の安定化を実施
しました。
切取箇所

斜面表層部の風化層を取り除いた
緊急時対策所

緊急時対策所

切取範囲

斜面表層部の風化層を取り除いた
切取範囲
復水タンク

切取箇所

1号復水タンク・トレンチ④燃料取替用水タンク他取替工事
燃料取替用タンク等の耐震裕度を向上させるため、増板厚タンクへ取り替えました。

【燃料取替用水タンクの例】
既設
基礎ボルト

増板厚タンク
取替え

新設
基礎ボルト

既設
基礎ボルト

基礎工事
（取替前）

（取替後）

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図－１４ 設計基準への対策（津波対策、その他自然現象等への対策、火災防護対策、溢水対策）
工事概要【津波対策】
敷地内への浸水を防止するため、防潮堤等を設置しました。
例）①放水口側防潮堤、②取水路防潮ゲート、③潮位計【その他自然現象等への対策】
竜巻による飛来物の衝突を防止するため、安全上重要な屋外設備である海水ポンプエリア等に、鋼板や鋼製の防護ネットの設置等を行いました。
例）④防護鋼板設置、⑤防護ネット設置【火災防護対策】
地震等により既存の消火水系統が使用できない場合を想定し、消火水タンク等を設置しました。
例）消火水タンク、ポンプ設置、（外部火災）防火帯設置【溢水対策】
地震等により機器が破損し、タンクや配管等から水が漏えいした場合を想定しても、安全上重要な設備に影響がないよう、溢水の伝播経路に止水対策等を行いました。
例）浸水防止堰設置［下線の対策を下記工事概要図に示す］
工事概要図
高浜湾

【津波対策（例）】①放水口側防潮堤②取水路防潮ゲート＜放水口側防潮堤、取水路防潮ゲート、潮位計＞①放水口にT.P.+8.0mの放水口側防潮堤を設置②取水路にT.P.+8.5mの取水路防潮ゲートを設置

内浦湾③潮位計を設置

T.P.：東京湾平均海面③潮位計（１台）③潮位計（２台）③潮位計（１台）※※警報が発表されない可能性のある津波が発生した場合に備えて追加設置【その他自然現象等への対策・竜巻対策（例）】＜海水ポンプ竜巻飛来物防護設備＞④防護鋼板設置、⑤防護ネット設置④ 防護鋼板⑤防護ネットThe Kansai Electric Power Co.,Inc.

図－１５ 重大事故への対策（電源の確保：交流電源）
工事概要①外部電源が喪失して非常用ディーゼル発電機が起動しない場合の代替電源として空冷式非常用発電装置を設置するとともに、中央制御室から遠隔起動できるよう設備を改造しました。
②空冷式非常用発電装置からの電源供給等が期待できない場合を想定して、電源車を配備するとともに、原子炉補助建屋側面に接続口を設置し、電源車からの電力ケーブルを接続することで直流主分電盤や計器用電源等への電源供給を可能としました。
③既存の所内電気設備が使用できない場合を想定して、空冷式非常用発電装置から恒設代替低圧
注水ポンプ等の重要機器に直接給電を可能にするため、代替所内電気設備（高圧分岐盤、分電盤、補機切替盤等）を設置しました。
工事概要図
外部電源5回線（500kV：4回線、77kV：1回線）②電源車：２台＋予備１台②屋外電源接続盤：２箇所①空冷式非常用発電装置：２台

③

１
２
５
Ｖ
直
流
主
分
電
盤

ア
ニ
ュ
ラ
ス
循
環
フ
ァ
ン

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図－１６ 重大事故への対策（電源の確保：直流電源）
工事概要①全交流電源喪失時においても蓄電池から必要な電源を２４時間以上供給可能とするため、全交流電源喪失時における原子炉の冷却等に不要な負荷のうち、速やかに切り離す必要がある負荷を遠隔にて切り離すための操作盤を中央制御室に設置しました。
②直流電源系統が機能喪失した場合を想定して、加圧器逃がし弁を作動させるための電磁弁に直流電源を供給するため、専用の可搬型バッテリを配備しました。
工事概要図＜電源車：２台＋予備１台＞

蓄電池

125V安全系直流母線①直流き電盤負荷遠隔停止操作盤

電磁弁
空気
作動弁

計器用空気系統
電源
供給・加圧器逃がし弁を開放し、１次冷却材系統を減圧し、蓄圧タンク（ほう酸水）を注入させる。
・直流電源が機能喪失した場合においても、加圧器逃がし弁を開放できるよう、可搬型バッテリを配備。

加圧器逃がしタンク

蒸気発生器

原子炉格納容器②可搬型バッテリ

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図－１７ 重大事故への対応（冷却機能の確保：炉心・格納容器の冷却、水源）工事概要①電源が喪失した場合においても、原子炉および格納容器スプレイの注水を可能とするため、可搬式代替低圧注水ポンプ、恒設代替低圧注水ポンプおよび原子炉下部キャビティ注水ポンプを設置しました。
②原子炉補機冷却水系統が機能喪失した場合においても、ポンプ自身の吐出水によりモータ等を冷却（自己冷却）するための、配管を設置しました。
③海水ポンプが機能喪失した場合等の格納容器の除熱機能の代替手段として、大容量ポンプを配備しました。
④原子炉や格納容器の冷却にかかる給水開始までの時間を削減するため、送水車を配備しました。また、重大事故等対処設備の燃料を重油で統一するため、送水車の燃料を軽油から重油に変更しました。
⑤原子炉や格納容器を冷却するための水源である燃料取替用水タンクに、純水タンクやほう酸タンクから補給ができない場合を想定して、通常は蒸気発生器を冷却する水源として使用する復水タンクからの補給を可能とするため、移送配管を設置しました。
工事概要図④①＜可搬式代替低圧注水ポンプ：２台＋予備１台＞③
放水口へ

海水ポンプ、原子炉補機冷却水系統が使用できない場合、大容量ポンプ（海水）にて格納容器内を冷却する。

①⑤ 移送配管を設置①②
格納容器再循環ユニット
熱い空気、蒸気を冷やす②

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