資料Ｎｏ．１－２

日本原子力発電㈱敦賀発電所１号炉
高経年化技術評価書等に係る審査結果について

平成２１年１０月
原子力安全・保安院
1目

次

１．高経年化対策に関する基本的な考え方について
２．敦賀発電所１号炉の技術審査について（１）経緯（２）審査経緯等（３）技術審査の結果
１）高経年化技術評価の実施体制等
２）経年劣化事象ごとの評価
３）耐震安全性の評価
３．３０年目の技術評価の検証と反映（１）３０年目の技術評価の検証
１）事故・トラブル事象の分析
２）３０年目以降の経年劣化傾向の評価（２）３０年目の長期保守管理方針の有効性評価結果
４．長期保守管理方針
５．今後の対応について
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１．高経年化対策に関する基本的な考え方についてプラントの一定の安全水準を確保するため、長期供用に伴う経年劣化の特徴を把握してこれに的確に対応した保守管理を行うことが重要。

高経年化技術評価
運転開始後３０年に至る前に、プラントの機器・構造物の健全性について評価を行い、この評価に基づき長期保守管理方針（現状の保全に追加すべき、今後１０年間の保全策）を策定・実施する。

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（１．高経年化対策に関する基本的な考え方について）

高経年化対策の実施（経年変化に対する評価）
プラントの運転開始から６０年を一つの目安とした供用期間を仮定して、機器・構造物の健全性評
価を行うとともに、現状の保全内容が十分かどうか確認し、追加すべき保全策の必要性を検討する。

６０年の使用期間を仮定した健全性評価（注）現時点での評価値

×
経年変化の例
 割れ
 減肉
 材質変化 絶縁低下 等

経年変化を予測× 解析による評価
 監視デ－タに基づく評価
 試験デ－タに基づく評価

×

許容値

現状の保全で十分か否かを比較検討

特性・強度 等の経年変化

経年変化が生じない場合×
運転時間

長期間運転時点の評価値

現状の保全内容（点検・検査、取替等）
緑：許容値を下回ることが予測される場合は、その前に取替等の追加保全を計画（注）60年使用を認めるものではない。経年変化を予測し、60年時点の健全性を評価。
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（１．高経年化対策に関する基本的な考え方について）

高経年化対策の実施（実施の流れ）
安全機能を有するすべての設備を評価の対象
発生、進展が否定できない経年劣化事象を抽出（応力腐食割れ、配管減肉、中性子による材料の劣化 等）

国は、高経年化
技術評価及び
高経年化対策の妥当性を審査

経年劣化事象の性状を把握し、６０年の供用を仮定した健全性と現状保全を評価（40年目を迎えるプラントについては、30年目に実施した評価の検証
及び長期保守管理方針の有効性評価を行い、40年目の評価に反映）

通常の保全計画に加えて、必要な
高経年化対策を長期保守管理方針として策定
国は、定期検査、定期安全
管理審査、保
安検査で確認長期保守管理方針に基づく追加保全策を実施
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（１．高経年化対策に関する基本的な考え方について）

新制度導入前新しい検査制度における高経年化対策（国の関与の強化）＜原子炉等規制法による高経年化技術評価の義務付け＞①事業者は、運転開始後30年目までに高経年化技術評価を実施（30年目以降も10年ごとに同様）。
②以後10年間に行う保全対策をとりまとめた保全計画（長期保全計画）を国に報告。
③具体的な実施内容については、対策実施後に国に報告。

国の関与を強化（平成２１年１月１日開始）
新制度導入後＜高経年化対策に係る保全方針の明確化＞
高経年化技術評価とこれに基づく今後10年間の保全方針（長期保守管理方針）を原子炉等規制法に基づく保安規定に記載して、国が審査の上認可する。
＜高経年化対策の実施状況の確認＞
高経年化対策の具体的な実施内容については、定期検査毎に① 対策実施前に保全計画書の事前届出により国が確認。
② 事業者は定期事業者検査の作業項目として実施。
③ 国は保安検査や定期安全管理審査などにより実施結果を確認。

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２．敦賀発電所１号炉の技術審査について（１）経緯
日本原子力発電㈱敦賀発電所１号炉 BWR 出力：３５７MW
１９７０年 ３月１４日

営業運転開始１９９９年 ２月 ８日

３０年目の高経年化技術評価結果公表

２００９年 ２月１７日

保安規定変更認可申請書の提出（４０年目の長期保守管理方針追加）

２００９年 ５月１９-２１日 発電所への立入検査
２００９年 ８月１９日

保安規定変更認可申請書の補正の提出

２００９年 ９月 ３日

保安規定の変更認可及び原子力安全委員会へ
審査結果を報告

運転開始後４０年を迎える国内最初の高経年化プラント
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（２．敦賀発電所１号炉の技術審査について）（２）審査経緯等○技術的妥当性の確認を原子力安全基盤機構（JNES）に指示
・書面審査を実施し、現地調査で原本を確認すべき保全実績等を保安院へ報告
・技術的支援のため立入検査に同行・書面審査と立入検査によって明らかになった高経年化技術評価書及び長期保守管理方針に対して更なる検討を要する事項（指摘事項）案の検討
・指摘事項の補正書への反映の妥当性評価○立入検査の実施
・評価の実施体制、実施方法、実施結果等の根拠となるデータ、文書等を直接確認する
ため、発電所へ立入検査を実施○専門的意見の聴取
・審査の過程でとりまとめた書面審査の結果、立入検査項目、指摘事項、指摘事項の補
正書への反映の妥当性評価等について、高経年化技術評価ワーキンググループに諮り
専門的意見を聴取○保安検査官による現地確認
・配管の耐震補強工事施工後に、保安検査官による施工確認を実施
・今回の定期検査時に交換する前提で技術評価している計測装置（温度検出器）の交換
後の据付状況の確認を実施
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２．敦賀発電所１号炉の技術審査について（２） 審査経緯等

・高経年化技術評価ワーキンググループ 委員（敬称略・五十音順）
主査
関村 直人（せきむら・なおと） 東京大学大学院工学系研究科教授
委員
大木 義路（おおき・よしみち） 早稲田大学理工学術院教授
大橋 弘忠（おおはし・ひろただ） 東京大学大学院工学系研究科教授
橘高 義典（きつたか・よしのり） 首都大学東京都市環境学部教授
小林 英男（こばやし・ひでお） 横浜国立大学客員教授
庄子 哲雄（しょうじ・てつお） 東北大学大学院工学研究科ｴﾈﾙｷﾞｰ安全科学国際研究ｾﾝﾀｰ教授
平野 雅司（ひらの・まさし） 独立行政法人日本原子力研究開発機構 安全研究ｾﾝﾀｰ副ｾﾝﾀｰ長
宮 健三 （みや・けんぞう） 法政大学大学院ｼｽﾃﾑﾃﾞｻﾞｲﾝ研究科 客員教授
飯井 俊行（めしい・としゆき） 福井大学大学院工学研究科教授
山口 篤憲（やまぐち・あつのり） 財団法人発電設備技術検査協会溶接・非破壊検査技術ｾﾝﾀｰ ｾﾝﾀｰ長

・高経年化技術評価ＷＧの開催実績【開催年月日】平成２１年 ３月２４日
平成２１年 ４月２０日
平成２１年 ６月２２日
平成２１年 ７月 ７日
平成２１年 ７月３０日
平成２１年 ８月２０日【開催場所】
経済産業省
経済産業省
経済産業省
経済産業省
経済産業省
経済産業省
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（３）技術審査の結果
１）高経年化技術評価の実施体制等（２．敦賀発電所１号炉の技術審査について）①実施体制、実施方法等プロセスの明確性
実施体制、工程管理、評価者の力量管理や、最新知見・運転経験の反映など、評価にかかる実施体制が妥当であることを確認。
【主な実施体制】
技術評価等の実施 ：発電所保修室、安全管理グループ
工程・体制の管理 ：運営管理グループ
評価結果の妥当性確認 ：PLM検討レビュー会議（発電所）
第三者評価 ：東海第二発電所②評価対象機器・構造物及び経年劣化事象の抽出（社）日本原子学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準：２００８」の「経年劣化メカニズムまとめ表」によるとともに、敦賀１号炉で発生したトラブル事例や、敦賀１号炉に固有な機器構造についても考慮して行われており、適切に行われていると評価。

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２．敦賀発電所１号炉の技術審査について（３） 技術審査の結果

２） 経年劣化事象ごとの評価

経年劣化事象①低サイクル疲労

原子炉圧力容器、ポンプ、配管 等②中性子照射脆化

原子炉圧力容器③照射誘起型応力腐食割れ

炉内構造物、制御棒④二相ステンレス鋼の熱時効ポンプ、弁のステンレス鋳鋼製耐圧部 等⑤電気・計装品の絶縁低下

ケーブル 等⑥コンクリートの強度低下及び遮へい能力低下

コンクリート構造物⑦応力腐食割れ（照射誘起型を除く）

原子炉圧力容器、配管、
炉内構造物

⑧配管減肉

炭素鋼配管、低合金鋼配管等⑨その他の経年劣化事象

容器、配管の腐食 等
11２．敦賀発電所１号炉の技術審査について（３） 技術審査の結果
２） 経年劣化事象ごとの評価①低サイクル疲労

温度・圧力の変化によって、大きな繰り返し応力がかかる部位に割れが発生する事象。
事業者の評価
技術評価結果
評価部位(原子炉圧力容器の例)

主フランジ
スタッドボルト
給水ノズル
下鏡支持スカート運転実績に基づく疲れ累積係数 (許容値：＜1)

評価方法

運転実績に基づき、60年の運転を仮定した疲
れ累積係数を算出し、許容値
１以下であることを評価。

JSME設計建設規格(2005)に基づく疲労評価

環境を考慮した
疲労評価JSME
環境疲労評価手法(2006)

2007年度末

60年時点

60年時点

0.00780.0116-0.08480.2595-0.04130.06080.49710.00290.0042-0.10330.1541

-

国の主な
確認内容

60年の運転を仮定した疲れ累積係数が許容値を下回るとす
る評価のプロセスと内容の妥当
性を確認

指摘事項

対応結果

給水ノズル内面を切削加工しているため、加工前の疲れ累積
係数はリセットできると評価しているが、その根拠を示すこと。

切削加工前の疲れ累積係数をリセットできる根拠を示すことは困難なため、保守的にノズル内面の切削効果を考慮せずに再評価が実施された。

３０年目以降の運転経験及び新知見として、実際の運転過渡実績、最新の環境疲労評価法が適切に反映されているとともに、現状実施されている超音波探傷試験などを引き続き行うとしていることから、事業者の評価は妥当である。
12２．敦賀発電所１号炉の技術審査について（３） 技術審査の結果
２） 経年劣化事象ごとの評価②中性子照射脆化
長期間にわたり原子炉圧力容器に中性子が照射されることにより、その靱性が徐々に低下（脆化）する事象。
事業者の評価
評価部位

評価方法

原子炉圧力容器

監視試験データに基づく予測式を用いて、運転開始後60年時点
までの関連温度及び上部棚吸収エネルギ
ー値を予測

国の主な確認内容

技術評価結果評価時期：運転開始後60年時点
最低
使用温度

上部棚
吸収エネルギ－

上部棚吸収エネルギ－
スクリーニング値

90℃

105J

≧68J

最低使用温度管理が適切になされていることを確認し、60年の運転を仮定しても上部棚
吸収エネルギーが68Jを上回るとする評価の妥当性を確認指摘事項（例）

対応結果

第6回監視試験結果（2004年）について分析し、今後の対応を次回の監視試験結果の脆化予測への反映時期を含めて明確にすること。

第6回監視試験結果はJEAG4201-2007による脆化予測の範囲内であると分析され、次回監視試験計画を32EFPY＊1以前である2015年
3月までに策定し、次回監視試験の結果を速やかに脆化予測へ反映することが、長期保守管理方針に反映された。
＊1：定格負荷相当年数

３０年目以降の運転経験及び新知見として、第6回監視試験の結果を反映して保守的に脆化予測が行われ、最低使用温度が適切に管理されているとともに、現状実施されている超音波探傷試験などに加えて、長期保守管理方針として、次回監視試験計画の策定及び監視試験片の再生技術を活用していくとしていることから、事業者の評価は妥当である。
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２．敦賀発電所１号炉の技術審査について（３） 技術審査の結果
２） 経年劣化事象ごとの評価③照射誘起型応力腐食割れ（IASCC）
中性子の照射により、応力腐食割れの感受性が高くなり、ひび割れが発生する事象。

事業者の評価
評価部位
・炉心シュラウド*
・上部格子板*・周辺燃料支持金具*
・炉心支持板*・制御棒案内管評価方法

技術評価結果60年の運転を仮定した累積中性子
照射量を予測し、
IASCC発生の感受性が表れる中性子照射量のしきい値との比較によって評価。

60年時点の累積中性子照射量は、炉心シュラウド以外ではIASCC
発生感受性しきい値に達していないが、炉心
シュラウドではしきい値を上回る。ただし、計画
的な目視点検を実施してき裂発生を監視している。

国の主な確認内容
60年時点での評価
部位の累積中性子照射量及び現状実施している保全内
容の妥当性を確認* 2000年度に取替を実施しており、取替後の中性子照射量を評価

３０年目以降の運転経験及び新知見として、炉心シュラウド他部材の取替の反映、評価対象部位の６０年時点の累積中性子照射量の把握を行うとともに、現状実施されている目視点検に加えて、長期保守管理方針として、最新の研究成果が得られた場合にはその成果を点検計画に反映するとしていることから、事業者の評価は妥当である。

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２．敦賀発電所１号炉の技術審査について（３） 技術審査の結果
２） 経年劣化事象ごとの評価④二相ステンレス鋼の熱時効二相ステンレス鋼が高温での長期使用に伴い、靱性の低下を起こす事象。

事業者の評価
評価部位

評価方法

技術評価結果

原子炉再循環系ポンプ出口弁の弁箱

運転開始後60年時点での靱性値を、国の研究成果に基づいて予測し、設計最大荷重により破壊しないか評価

運転開始後60年時点での弁箱の予測靱性値は破壊力を上回ることから、弁箱は健全であると評価

国の主な確認内容

靱性値の予測評価及び予測靱性値による弁箱の健全性評価の妥当性を確認

３０年目以降の研究成果が、靭性低下の予測評価に適切に反映されているとともに、現状実施されている目
視点検などを引き続き行うとしていることから、事業者の評価は妥当である。

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⑤ 電気・計装品の絶縁低下

２．敦賀発電所１号炉の技術審査について（３） 技術審査の結果
２） 経年劣化事象ごとの評価

電気・計装品に使用されている絶縁物が環境（熱、放射線等）及び機械的な要因等で劣化し、電気抵抗が低下する事象。
絶縁低下の代表例：低圧ケーブル事業者の評価
評価部位

評価方法

技術評価結果

供用期間中の経年劣化を加速劣化によって付与した長期健全性試験により評価

６０年間の絶縁性能が維持可能

国の主な確認内容

難燃CVケーブルの絶縁体（架橋ポリエチレン）
KGBケーブルの絶縁体（シリコーンゴム）
LMNケーブルの絶縁体（ブチルゴム）難燃PNケーブルの絶縁体（難燃エチレンプロピレンゴム）①使用条件及び試験条件の妥当性を確認②代表ケーブルの網羅性を確認

約５９年間の（高温箇所
は約５０年間）絶縁性能が維持可能指摘事項（例）

対応結果

代表ケーブルと製造メーカが異なるケーブルの健全性を長期健全性試験によって評価すること。

代表ケーブルと製造メーカが異なるケーブルの健全性が類似のケーブルの長期健全性試験により評価され、長期保守管理
方針に実機と同等のケーブルで再評価されることが反映された。

３０年目以降の運転経験として実機環境調査結果が適切に反映されており、また長期健全性試験の試験条件
がケーブルの使用条件を包絡していること、及び現状実施されている絶縁抵抗測定などに加えて、長期保守
管理方針として、①全てのケーブルについて国の研究成果を反映して健全性が再評価されること、②一部のケーブルについて実機と同一のケーブルで健全性が再評価されること、③難燃ＰＮケーブルについて６０年間の健全性が再評価されることから、事業者の評価は妥当である。
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⑥コンクリートの強度低下及び遮へい能力低下

２．敦賀発電所１号炉の技術審査について（３） 技術審査の結果
２） 経年劣化事象ごとの評価

コンクリートの強度が、熱、放射線照射、中性化及び塩分浸透等により低下する事象。また、放射線の遮へい能力
が熱により低下する事象。
事業者の評価要 因（例）

評価部位

熱原子炉ペデスタル

放射線照射

原子炉ペデスタル
一次遮へい壁中性化

原子炉建屋（屋内）
新廃棄物処理建屋（屋外）
取水構造物（屋外）

強度
低下

遮へい
能力低下

塩分
浸透

取水構造物（干満帯）

熱

ガンマ線遮へい壁

評価方法
温度及び放
射線照射量
の解析結果、
規格・指針類
及び既往文
献の判定基
準、各種予
測式を用い
て評価

技術評価結果
最高温度の解析値が、 判定値 以下
60年時点の放射線照射量の解析値が、判定値以下各建屋の60年時点の中性化深さの予測値
が、すべて判定値以下
60年時点の鉄筋腐食減量の予測値が、ひび割れが発生する時点の鉄筋腐食減量以下
炉心領域部の最高温度の実測値が、判定
値以下

国の主な
確認内容
60年の運転を仮定し、コンク
リートの強度
低下及び遮へ
い能力低下に係わる温度及び放射線照射量の解析値、
各種予測値などが判定値をクリアしている
ことを確認

指摘事項

対応結果

熱によるコンクリート強度低下において、コンクリート近傍の雰囲
気温度の実測値から最高温度を評価しているが、根拠が明確でないため、温度分布解析を行い最高温度を確認すること。

温度が最高になると考えられる原子炉圧力容器支持脚部と原子炉ペデスタルコンクリートとの接触面において温度分布解析が実施され、最高温度が確認された。

３０年目以降の運転経験及び新知見として、評価対象部の温度分布解析結果、放射線照射量解析結果、中性化
深さ測定結果、鉄筋位置での塩化物イオン濃度測定結果、及び破壊試験結果並びに最新の基準・指針が適切に反映されているとともに、現状実施されている目視点検などを引き続き行うとしていることから、事業者の評価は妥
当である。
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２．敦賀発電所１号炉の技術審査について（３） 技術審査の結果
２） 経年劣化事象ごとの評価⑦応力腐食割れ（IASCCを除く）
材料、環境、応力の３要素が重畳した原因によってひび割れが発生する事象。
事業者の評価事 象

評価部位 (例)

評価方法

技術評価結果粒界型応力腐食割れ(IGSCC)

原子炉再循環系配管

Ni基合金応力腐食割れ(NiSCC)

シュラウドサポート
溶接部

国内外の運転情報や事象発生の事例及び最新の技術的知見に基づいて発生を評価

貫粒型応力腐食割れ(TGSCC)ステンレス鋼配管

低合金鋼の応力腐食割れ

タービン車軸、隔板
締付ボルト

再循環系配管の高周波誘導
加熱処理(IHSI)やシュラウド
サポート溶接部のピーニング
等の信頼性向上策をすでに実施しているが、各評価部
位の応力腐食割れの可能性を否定できないため、定期的に超音波探傷検査、浸透探傷検査や漏えい検査等により健全性を確認していく

国の主な確認内容
各評価部位における信頼性向上策の実施
内容と実績及び点検
内容、点検実績と今後の点検計画を確認

３０年目以降の運転経験及び新知見として、炉心シュラウド等の取替、シュラウドサポート溶接部に対するピー
ニングや炉心シュラウド溶接部に対する溶接部表面研磨など信頼性向上策が実施されているとともに、現状実施されている超音波探傷試験などに加えて、長期保守管理方針として、最新の研究成果が得られた場合にはその成果を点検計画に反映するとともに、排ガス系配管について計画的な超音波探傷試験を実施するとしていることから、事業者の評価は妥当である。

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２．敦賀発電所１号炉の技術審査について（３） 技術審査の結果
２） 経年劣化事象ごとの評価⑧配管減肉
流れの影響で腐食が加速される「流れ加速型腐食」（ＦＡＣ）や液滴が高速で壁面に衝突して侵食する「液滴衝撃エロージョン」（ＬＤＩ）により配管が減肉する事象。
事業者の評価
評価部位
炭素鋼配管

低合金鋼配管

評価方法
FAC及びLDIを「主要点検部
位」及び「その他点検部位」、「知見拡充部位」として細分し、計画的な配管肉厚の測定に基づいて必要最小厚さになるまでの余寿命を評価

国の主な確認内容

技術評価結果肉厚測定結果に基づき余寿命を評価し、余寿命に応じた点検を行っており、現状の配管肉厚管理は適切。

肉厚管理対象部位における測定実績、測定結果に基づく余寿
命評価及び今後の測定計画を確認

指摘事項

対応結果

30年目評価では想定されていなかった復水ポンプミニマムフロ
ー配管のオリフィス下流部でのキャビテーション・エロージョン
で減肉による配管漏えいが発生したことを踏まえた評価の実施すること。

当該配管について、復水ポンプ起動後はキャビテーション・エ
ロージョンの原因となった通水に対して通水を行わないなど、運用を変更するとともに、主要点検部位として今後は継続して減肉管理を実施するとされた。

３０年目以降の運転経験及び新知見として、復水ポンプミニマムフロー配管の減肉漏えい事象などが、肉厚管理対象部位、点検計画等へ反映されているとともに、現状実施されている継続的な減肉管理に加えて、長期
保守管理方針として、最新の研究成果が得られた場合には配管肉厚管理手法に反映させていくとしていることから、事業者の評価は妥当である。

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２．敦賀発電所１号炉の技術審査について（３） 技術審査の結果

３） 耐震安全性の評価①耐震安全性評価の概要
耐震評価対象となる経年劣化事象の抽出

耐震安全上着目すべき経年劣化事象の抽出
経年劣化の顕在化により振動応答特性又は構造・強度へ影響する経年劣化事象

例： 基礎ボルトの腐食
配管の低サイクル疲労
配管減肉
等

耐震安全性の評価
供用６０年までの経年劣化に対する耐震安全性を評価

耐震安全上の現状保全の評価

耐震安全上の追加保全策の策定
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２．敦賀発電所１号炉の技術審査について（３） 技術審査の結果
３） 耐震安全性の評価②耐震安全性評価の例（２）実機測定データに基づく想定肉厚による評価※１（第二段階評価）

炭素鋼配管の減肉（１）必要最小厚さまで減肉を想定した評価※１

d.実機測定データを整理し最大減肉率を算出（第一段階評価）
a.機械学会の配管減肉管理規格を踏まえた減肉想定範囲に必要最小厚さの一様減肉を想定した配管モデルの作成

e.減肉想定範囲に運転開始後60年時点
までの一様減肉を想定した配管モデルの作成

b.耐震重要度分類に応じた地震力に対する配管の発生応力を算出

f.耐震重要度分類に応じた地震力に対する配管の発生応力を算出

c.発生応力＜許容応力
YESNO

g.発生応力＜許容応力YESNOh.運転開始後50年時点までの減肉を想定※２運転開始後60年時点での配管の耐震安全性は維持されると評価※１：配管サポート追設等の対策工事を実施した配管ラインについては工事内容を反映した評価を実施※２：今回の評価では該当なし

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２．敦賀発電所１号炉の技術審査について（３） 技術審査の結果
３） 耐震安全性の評価③妥当性評価事業者の評価
評価部位
配管(炭素鋼製配管の減肉)
熱交換器(炭素鋼製胴の減肉)
上記を除く機器・構築物（基礎ボルトの腐食、配管の低サイクル疲
労等）

評価方法

技術評価結果必要最小厚さまたは実機測定データに基づく
運転開始後60年時点の想定肉厚による耐震
安全性評価

蒸気タービン系、復水系、給水加熱器ドレン
系及び原子炉系の配管と第5給水加熱器については、実機測定データに基づく想定肉厚を用いていることから、減肉傾向の把握
及びデータの蓄積を継続して行い、今後の減肉進展の実機測定データを反映した耐震
安全性評価を行うこととする。

機器ごとに60年の供用を仮定した劣化を加味し、設計地震力から算出した地震時発生応
力等と許容限界とを比較して、耐震安全性を評価

発生応力等が許容限界を下回ることが確認できたため、耐震上の観点から安全性は維持できる。

国の主な確認内容○耐震安全上着目すべき経年劣化事象及び評価対象機器の抽出の考え方、経年劣化事象に対する耐震安全性評価等の妥当性を確
認○炭素鋼製配管の減肉については、30年目評価以降の新知見等に基づいて40年目の評価を実施していることから、対象配管の選定の考え方、想定減肉量の算出根拠、発生応力計算方法、判断基準等の具体的な評価方法及びその結果について妥当性を確認

指摘事項（例）

対応結果

蒸気タービン系等の配管において、第32回定検時における最新の配管肉厚測定結果を反映して減肉率を見直したラインの減肉について
は、見直し後の減肉率による運転開始後60年時点での想定肉厚を用いて耐震安全性の評価を行うこと。

蒸気タービン系等の減肉について見直し後の減肉率に基づく耐震安全性評価が行われた。

第5給水加熱器の胴の減肉については、運転開始後60年時点の肉厚を用いた具体的な評価を実施していないことから、肉厚測定結果から推定した運転開始後60年時点での想定肉厚を用いて耐震安全性を評価するとともに、長期保守管理方針に反映すること。

運転開始後60年時点での想定肉厚を用いた耐震安全性評価が行われたとともに、今後の減肉進展の実測データを反映した耐震安全性が再評価されることが長期保守管理方針に反映された。

技術評価が的確に実施されており、この結果に基づく長期保守管理方針として、今後の減肉進展の実測データを反映した耐震安全性の再評価を実施するとしていることから、事業者の評価は妥当である。
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２．敦賀発電所１号炉の技術審査について（３） 技術審査の結果
３） 耐震安全性の評価④今後の対応高経年化技術評価

耐震バックチェック

現状の対応

旧耐震指針※に基づく基準地
震動S1、S2による床応答スペ
クトル等を用いて機器を評価

新耐震指針に基づく基準地震
動Ssの妥当性確認が終了しておらず、機器の評価に用いる
床応答スペクトル等が確定し
ていない

今後の対応

耐震Sクラス（旧As、Aクラス）
機器を対象として基準地震動
Ssによる床応答スペクトル等を用いて高経年化技術評価の見直しを実施（実施結果を国が確認）確定した基準地震動Ssに対する床応答スペクトル等を用いた機器の耐震バックチェックが終了後（事業者報告について国の評価がまとまった時）※：「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令の解釈について（平成20年4月23日一部改正）」による。

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３．３０年目の技術評価の検証と反映
事業者は、４０年目の技術評価項目として、３０年目以降の経年劣化傾向の評価、保全実績の評価、及び長期
保守管理方針の有効性評価を実施

４０年目を迎えるプラントの技術評価に対する国の基本的な考え方
高経年化対策実施ガイドラインに基づき４０年目技術評価に当たっては、①高経年化技術評価の検証、②長期保守管理方針の有効性評価の二点から検討を行い、４０年目技術評価に適切に反映させていることを確認する。

具体的検討内容（１）３０年目の技術評価の検証
１）事故・トラブルの分析
・ ３０年目以降に発生したトラブルについて、３０年目の技術評価の際に如何なる判断・評価を行っていたか検討され、抽出された問題点等が４０年目の評価に適切に反映されているか。

２）３０年目以降の経年劣化傾向の評価
・３０年目の評価時の経年劣化傾向予測とその後の劣化実績との比較結果、並びに３０年目の評価時に用いた諸条件がその後の運転経験・研究成果などを踏まえて４０年目の評価に適切に反映されているか。

（２）３０年目の長期保守管理方針の有効性評価
・３０年目の長期保守管理方針が実施され、３０年目の評価時に意図していた効果が得られたかを評価しているか、４０
年目の長期保守管理方針の策定に当たっての考慮事項、課題等が抽出され、４０年目の評価に適切に反映されているか。

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（３．３０年目の技術評価の検証と反映）（１）３０年目の技術評価の検証
１） 事故・トラブル事象の分析
事業者は、３０年目以降に発生した経年劣化に関連する事故・トラブルのうち３０年目の評価の検証に係わる１２件を抽出し、４０年目の評価に反映すべき事項等を整理した。
①シュラウドサポートのひび割れ②中央制御室換気空調系外気取入ダクトの腐食③タービン衡帯蒸気系ドレン配管からの蒸気漏れ④原子炉給水ポンプミニマムフロー配管曲がり部漏えい⑤フィルタスラッジ貯蔵タンクの漏えい⑥非常用ディーゼル発電機B機関冷却用海水配管漏えい

３０年目の評価の問題点

事故・トラブル事象⑦復水器B室の点検に伴う出力降下⑧低圧タービンレーシングワイヤの割れ⑨床ドレン収集タンク出口配管の減肉⑩廃液中和タンク室内で確認された水溜り⑪新廃棄物処理建屋換気系ダクトの腐食⑫ヒータドレン系配管の肉厚測定結果

４０年目の評価への対応(1) 想定される部位や経年劣化
事象の抽出に問題があった
もの⑧、⑪

系統機能識別図等により部位が抽出され、原子力学会の劣化メカニ
ズムまとめ表と照らし合わせ、さらに３０年目以降の事故・トラブル事
象も反映され、想定される部位や経年劣化事象が抽出された。

(2) 高経年化対策上着目すべき経年劣化事象の抽出に問題があったもの②

環境条件及び使用条件等を踏まえた経年劣化事象の有意性を考慮し、着目すべき経年劣化事象が抽出された。

(3) 健全性評価、現状保全の評価に問題があったもの①、②、③、④、 環境条件及び使用条件等を踏まえ、的確な部位の評価が行われた⑤、⑥、⑦、⑨、 とともに、点検計画や点検実績に基づき現状保全の評価が行われ⑩、⑫た。その結果、新たに３件が長期保守管理方針に反映された。

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３．３０年目の技術評価の検証と反映（１） ３０年目の技術評価の検証
１） 事故・トラブル事象の分析
指摘事項

対応結果

1. 評価対象外とした新廃棄物処理建屋換気系ダクトに腐食による貫通孔が発生したことから、評価対象機器が抜け落ち無く抽出されていることを確認すること。

評価対象とすべき設備・機器がすべて抽出されているか、
系統機能識別図、保全対象系統リスト、系統機能整理表などと照合し、漏れがないことを確認。

2. 中央制御室換気空調系外気取入れダクトで点検箇所ではない箇所に貫通腐食が発生したことから、同一機器で環境が異なる場所に設置されている機器にあっては、最も厳しい環境条件を同定して健全性評価が行われていることを確認すること。

同一機器内で部位ごとの使用材料、環境を考慮し、評価すべき経年劣化事象が抽出されているか、保全対象範囲が限定されていないかの観点で再評価を行い、技術評価書の見直しと、２件の保全策を追加。

3. 水中テレビカメラで点検ができなかったシュラウドサポート下面にひび割れが確認されたことから、接近困難等の理由で点検ができない部位の有無、点検できない場合の健全性確認方法を明確にすること。

高所/狭隘部/水中部/高線量下等の理由で接近困難な部位がある５機器を抽出し、再評価を行い、1件（２項と重複）の保全策を追加。

4. 実際は点検していないのに有意な腐食がないとした床ドレン収集タンク出口配管に腐食が発生したことから、実績のない点検結果を健全性評価の根拠としている設備・機器が無いか確認すること。
評価が厳しくない類似機器の保全実績に基づいて評価されたタービン衛
帯蒸気系ドレン配管に蒸気漏れが発生したことから、厳しい環境条件が考慮されていない代表部位の点検実績に基づいて健全性評価をしている設備・機器が無いか確認すること。

保全実績を根拠に健全性評価を実施している機器について、当該保全実績を工事記録等で確認し、実績のない点検結果を根拠とした設備・機器がないことを確認した結果、１件の保全策を追加。
厳しい環境条件が考慮されていない他機器の保全実績に基づき健全性評価が実施されていないかの観点で再評価を行い、該当する機器がないことを確認。

5. 点検予定がないのに点検を行うとして評価していたため、フィルタスラッジ
貯蔵タンクから漏えいが発生したことから、点検の予定がないのに点検を行うとしたような不適切な現状保全の評価がないか確認すること。
渦電流探傷検査（ECT）で腐食を検出していた復水器伝熱管に漏えいが発生したことから、検査機器の精度を踏まえた点検内容になっていることを確認すること。

着目すべき経年劣化事象に対する保全策について、保全
実績を工事記録等で確認した結果、点検計画に改善策を追加するため１件（２項及び３項と重複）の保全策を追加。
また、規格等で精度が定められていないECTは、実績及び検査機器の精度に基づく社内基準によって実施されていることを確認。

6. 中央制御室換気空調系外気取り入れダクトの腐食は、事後保全で対応されたためにトラブルが繰り返されたことから、過去のトラブルを的確に反映し、必要な予防保全が実施されていることを確認すること。

過去に発生したトラブル事例のうち事後保全として対応された事例について、事象発生時の対策及び追加保全策の要否を検討し、必要な予防保全が講じられていることを確認。

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３．３０年目の技術評価の検証と反映（１） ３０年目の技術評価の検証
１） 事故・トラブル事象の分析

国の指摘事項に対応して、事業者は新たに３件の長期保守管理方針を追加した。
・液固体廃棄物処理設備タンク胴板、鏡板の腐食に対する保守管理
フィルタスラッジ貯蔵タンク胴、鏡板の計画的な目視点検又は肉厚測定の実施
・海水が滞留する配管の腐食（全面腐食）に対する保守管理
格納容器冷却海水系配管、非常用ディーゼル機関冷却水系配管及び高圧注水系ディーゼル用
冷却海水配管の海水滞留部等の定期的な目視点検の実施
・液固体廃棄物処理設備配管の腐食に対する保守管理
液固体廃棄物処理系配管の計画的な目視点検又は取替の実施

事故・トラブル事象の分析及び指摘事項の対応が的確に実施されており、この結果に基づく長期保守管理方針として、空調ダクトの腐食について外気取入口内表面及び屋外ダクトの外表面について
計画的な目視点検を実施する等としていることから、事業者の評価は妥当である。

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２） ３０年目以降の経年劣化傾向の評価

３．３０年目の技術評価の検証と反映（１） ３０年目の技術評価の検証

事業者は、４０年目の技術評価項目として、６事象について３０年目以降の経年劣化傾向の評価を実施した。
事業者の評価国の主な確認内容

経年劣化事象

評価部位

経年劣化傾向の評価

低サイクル疲労

原子炉圧力容器等

60年時点の疲れ累積係数及び過渡回数予測値の比較

評価プロセスと内容の妥当性を確認

中性子照射脆化

原子炉圧力容器

監視試験データと60年時点の脆化予測値の比較

最低使用温度管理の適切であること及び脆化予測の妥当性を確認

応力腐食割れ（IASCC）

炉内構造物

60年時点の累積照射量の比較

累積照射量及び現状保全内容の妥当性を確認

2相ステンレス鋼の熱時効

原子炉再循環系
ポンプ出口弁

60年時点の熱時効予測評価の比較

靱性値の予測評価及び弁箱の健全性評価
内容を確認

絶縁低下

事故時に動作要求があるケーブル

長期健全性試験による評価結果（健全性維持可能期間）の比
較

想定使用条件及び試験条件の妥当性を確認コンクリートの強度及び遮へい能
力低下

原子炉ペデスタル
等

60年時点の評価に用いた中性子照射量等の比較評価に用いた温度、放射線照射量の解析
値、評価内容を確認

３０年目と４０年目の技術評価では何らかの相違があるものの、これらはいずれも３０年目以降の評価
基準の変更、実測データの反映、機器の取替等によるものであり、３０年目以降の経年劣化傾向は４０
年目の技術評価に的確に反映されており 、事業者の評価は妥当である。
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（３．３０年目の技術評価の検証と反映）（２） ３０年目の長期保守管理方針の有効性評価結果
３０年目の長期保守管理方針

事業者の有効性評価①原子炉再循環系ポンプ等の低サイクル疲労割れに対する保守管理

３０年目の予測が妥当であることが確認でき有効②炉内構造物の中性子照射脆化に対する保守管理③炉内構造物のIGSCCに対する保守管理④炉内構造物のIASCCに対する保守管理

計画的な予防保全や点検により健全性が確認でき有効
なお、取替のために点検実績がない機器については、
今後の点検に合わせて有効性を評価⑤原子炉圧力容器ノズルセーフエンド等のIGSCCに対する保守管理⑥原子炉再循環系配管等のSUS316L材溶接部のSCCに対する保守管理⑦高圧・低圧タービンの車軸ダブテール部のSCCに対する保守管理⑧低圧タービン隔板のｴﾛｰｼﾞｮﾝ・ｺﾛｰｼﾞｮﾝに対する保守管理⑨原子炉格納容器ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ、ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾁｪﾝﾊﾞの腐食に対する保守管理⑩空気抽出器の胴等のｴﾛｰｼﾞｮﾝ・ｺﾛｰｼﾞｮﾝに対する保守管理⑪第３・４給水加熱器の管支持板管穴のｴﾛｰｼﾞｮﾝ・ｺﾛｰｼﾞｮﾝに対する保守管理⑫蒸気ｼﾞｪｯﾄﾎﾟﾝﾌﾟの蒸気入口管等のｴﾛｰｼﾞｮﾝ・ｺﾛｰｼﾞｮﾝに対する保守管理⑬非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙｸﾗﾝｸ室安全弁へたりに対する保守管理⑭計装用空気系ｱﾌﾀｰｸｰﾗｾﾊﾟﾚｰﾀ等の腐食に対する保守管理⑮後打ちｹﾐｶﾙｱﾝｶの樹脂の劣化に対する保守管理⑯基礎ﾎﾞﾙﾄ等の腐食に対する保守管理⑰原子炉建屋等ｺﾝｸﾘｰﾄ強度低下に対する保守管理⑱高圧ｹｰﾌﾞﾙ等の絶縁低下に対する保守管理

点検により健全性が確保されていることが確認でき有効

機器取替があったケーブルは健全性が確認でき有効
なお、機器取替がなかったケーブルについては別途策定された４０年目の長期保守管理方針でフォロー

国は３０年目の長期保守管理方針が４０年目の評価でどのように扱われているかを以下に区分し妥当性を評価
・高経年化技術評価実施項目として決められており長期保守管理方針とするまでもないもの→ ①

・４０年目の評価においても研究成果の反映を図る必要があるため
長期保守管理方針として継続するもの→ ②、③、④、⑤、⑥・ 現状保全に組み込まれたため長期保守管理方針とする必要のないもの→ ⑦、⑧、⑨、⑪、 ⑰・発生・進展が有意でないことが確認されたため新たな保全策が不必要なもの→ ⑩、⑫、⑬、⑭、⑮、⑯、 ⑱

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３．３０年目の技術評価の検証と反映（２） ３０年目の長期保守管理方針の有効性評価結果
指摘事項

対応結果

1. 炉内構造物の照射による靱性低下に関する長期保守管理方
針の有効性評価を行うこと。特に、2000年度に炉心シュラウ
ドの取替が行われているが、制御棒案内管及び燃料支持金具のうち中央燃料支持金具については、取替が行われていないことを踏まえて有効性評価を行うこと。

炉内構造物の照射による靱性低下については新しい知見が無く、長期保守管理方針として新たに保全に反映すべき事項は確認されなかった。
制御棒案内管及び中央燃料支持金具については、取替及び点検実績がないことを踏まえ、今後、維持規格及びき裂の解釈に基づく点検を実施していく旨、長期保守管理方針の有効性評価に追記された。

2. シュラウド取替後の点検実績が無い機器があることをふまえて、粒界型応力腐食割れ及び照射誘起型応力腐食割れに対する長期保守管理方針の有効性評価を行うこと。

炉心シュラウド、上部格子板、周辺燃料支持金具及び炉心支持板について、取替後点検実績がないことを踏まえ、今後、維持
規格及びき裂の解釈に基づく点検を実施していく旨、長期保守
管理方針の有効性評価に追記された。

3. 低圧タービン隔板のエロージョン・コロージョンについて、点検によって隔板外輪の一部に腐食（流れ加速型腐食）が認められたことを含めて有効性評価を行うこと。

低圧タービン隔板のエロージョン・コロージョンについて、第27回
定期検査時の点検によって隔板外輪の一部に腐食（流れ加速型腐食）が認められたが、強度評価を行って健全性を確認しているとともに、第31回定期点検時の点検では腐食の進展が見られなかった旨、長期保守管理方針の有効性評価に追記された。

4. 後打ちケミカルアンカの樹脂の劣化について、長期保守管理方針に基づく調査機会がなかったことを踏まえ、樹脂の劣化の可能性が低いと評価した根拠を明確にすること。

メーカ試験データに基づいて評価されていたが、更に根拠を明確にするため、第32回定期検査時にケミカルアンカの引抜試験が行われ、所定の耐荷重性を有することが確認された旨、長期保守管理方針の有効性評価に追記された。

5. 高圧動力ケーブル等の絶縁体の絶縁低下について、健全性確認が一部の範囲でしか行われていないことに基づき、長期
保守管理方針の有効性評価を行うこと。

機器取替時に採取された実機ケーブルについて健全性が確認され、機器取替がなかったために採取できなかったケーブルについては、40年目の長期保守管理方針にてフォローされる旨、
長期保守管理方針の有効性評価に追記された。

上記指摘事項に対する対応結果より、３０年目の長期保守管理方針の実施実績が分析評価され、４０年目の長期保守管理方針に的確に反映されていると評価した。
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４．長期保守管理方針
・現状保全に追加すべき保全策とされたものについて、具体的な保全方針を定めた以下の長期保守管理方針を策定。
No１

経年劣化事象
中性子照射脆化

項目

実施時期※2

原子炉圧力容器の監視試験計画の策定

短期

次回監視試験の結果を脆化予測へ活用及び使用済試験片の再装荷

中長期
中長期

２

中性子照射による靭性低下

炉内構造物の中性子照射による靭性低下に関する新知見の保全への反映※1

３

照射誘起型応力腐食割れ

炉内構造物の照射誘起型応力腐食割れに関する新知見の保全への反映※1

中長期

４

粒界型応力腐食割れ

炉内構造物の粒界型応力腐食割れに関する新知見の保全への反映※1

中長期

５粒界型応力腐食割れ

原子炉圧力容器及び原子炉再循環系配管の粒界型応力腐食割れに関する新知見の保全への反映※1

中長期

排ガス系配管について、計画的な超音波探傷検査の実施

短期

６

配管減肉

炭素鋼配管及び低合金鋼配管の腐食に関する新知見の保全への反映

短期

炭素鋼配管の減肉進展結果を反映した耐震安全性の再評価

短期

７

全面腐食

U字管式熱交換器の胴の減肉進展結果を反映した耐震安全性の再評価

中長期

８

全面腐食

空調ダクトの計画的な目視点検の実施

短期

９

全面腐食

フィルタスラッジ貯蔵タンク胴、鏡板の計画的な目視点検又は肉厚測定の実施※3

中長期

10

全面腐食

格納容器冷却海水系配管、非常用ディーゼル機関冷却水系配管及び高圧注水系ディーゼル用冷却海
水配管の海水滞留部等の定期的な目視点検の実施※3

中長期

11

全面腐食

液固体廃棄物処理系配管の計画的な目視点検又は取替の実施※3

中長期

12

絶縁低下

電気ペネトレーションの気密性低下及び絶縁低下に係わる再評価

中長期

高圧動力用キャニスタ型電気ペネトレーションの取替

短期

13

絶縁低下

ケーブル及び端子台等の絶縁物の絶縁低下に係わる再評価

中長期

14

絶縁低下

電動弁用駆動部（交流電源）の絶縁物の絶縁低下に係わる再評価

中長期

電動弁用駆動部（直流電源）の取替

短期

15

絶縁低下

低圧ポンプモータの絶縁物の絶縁低下に係わる再評価

中長期

16

絶縁低下

計測装置のうち圧力伝送器等の特性低下及び温度検出器の絶縁低下に係わる再評価

短期

熱疲労
原子炉再循環ポンプ主軸の取替※１：３０年目の長期保守管理方針を継続※２：短期は2015年3月まで、中長期は 2020年3月までに実施※３：事故・トラブル事象の分析によって新たに追加された項目

17

中長期

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５．今後の対応について
長期保守管理方針を踏まえた適切な保全を実施することにより、４０年以降の運転について安全性が確保されると判断。
事業者の役割（１）長期保守管理方針の着実な実施
・ 認可を受けた長期保守管理方針は、運転開始後４０年以降の保全サイクルから、発電所の保全計画（電気事
業法の保安規程）に反映する。
具体的には、当該サイクルで実施される長期保守管理方針に基づく点検及び検査について、その実施方法、対象機器等を記載。

・ 長期保守管理方針を反映した保全計画については、毎定期検査前に保安院に届出を行い、事前確認を受ける。
前回サイクルで実施した長期保守管理方針に基づく点検の結果について有効性評価を行った結果についても、併せて提出。

・ 確認を受けた保全計画に基づき、着実に高経年化対策を実施する。

（２）高経年化対策の充実
・ 今後も引き続き万全の対策を講じるため、引き続き国内外プラントの運転経験、最新の技術的知見を高経年化
技術評価に的確に反映させる。
反映の結果長期保守管理方針に変更が生じた場合には、保安規定の変更認可申請を行う。

国の確認方針（１）保全計画の事前確認
・ 毎定期検査前に、事業者から届け出がなされる保全計画書（電気事業法の保安規程）について、その実施内容にかかる科学的根拠の適切性を事前確認する。

（２）実施状況及び結果の確認
・ 確認した保全計画に基づき、高経年化対策が適切に実施されているかについて、定期安全管理審査や定期検査により厳格に確認する。
・ 長期保守管理方針のうち、定期事業者検査において実施されないものについては、保安検査において確認する。
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