平成16年７月９日
原子力安全対策課( １６ − ３５ )＜13時記者発表＞
大飯発電所３号機の定期検査状況について（原子炉容器上部ふた制御棒駆動装置管台からの漏えいの調査状況）
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３号機(加圧水型軽水炉；定格電気出力118.0万kW)は、第10回定期検査中の５月４日、原子炉容器上部ふた管台全数(70箇所)の外観目視点検＊１を行う
ために、その準備作業を行っていたところ、制御棒駆動装置取付管台(№47)の付け根付近に白い付着物が確認され、点検の結果、付着物の主成分はほう酸であり、当該管台からの漏えいであると判断した。
また、他の管台(69箇所)についても点検を行ったところ、新たに原子炉容器温度計測用素子ハウジング管台(№67)の側面や付け根付近で付着物が確認されたが、残り68箇所については異常は認められなかった。
この事象による環境への放射能の影響はない。
＊１：国内外のＰＷＲプラントにおいて、600系ニッケル基合金を用いた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た点検。

[平成16年５月６日記者発表済み]［№47管台の調査結果］
・ヘリウムリークテスト＊２の結果、原子炉容器上部ふたと管台との溶接部で漏えいが確認されたことから、当該溶接部について渦流探傷検査（ＥＣＴ）を実施した結果、溶接部約270度（原子炉容器中心方向側）付近に有意な信号指示が確認された。
・浸透探傷検査（ＰＴ）を実施した結果、当初は有意な指示模様が認められなかったが、ＥＣＴにより有意な信号指示が確認された付近について、約0.5㎜程度表面を手入れ（切削）し、再度ＰＴを行った結果、微小な線状および点状の指示模様が認められた。
・ＰＴにより指示模様が確認された箇所を目張りし、再度ヘリウムリークテストを実施した結果、漏えいは認められなかった。このことから、漏えいは指示模様が確認された位置で発生したもので、それ以外に漏えいはないと判断された。
・ＰＴにより指示模様が認められた箇所について、金属組織観察（スンプ観察＊３）を行った結果、約0.5㎜手入れ後では、径方向の割れが７箇所認められ、形状は結晶粒界に沿った直線状の割れであった。さらに当初の表面より、約1

１㎜、約３㎜と表面の手入れを行った後、金属組織観察（スンプ観察）を行った結果、割れの長さは長くなり、一部の割れはつながっていた。割れの形状としては結晶粒界に沿った枝分かれした割れが認められた。
・管台内面からＥＣＴおよび超音波探傷検査（ＵＴ）を行った結果、管台母材部では割れは認められなかった。またＵＴにより、割れが認められた約270度付近で径方向の欠陥と推定される信号指示が認められたほかは、有意な信号指示は認められなかった。さらに、上部ふた外表面より当該管台の周囲について超音波探傷検査を行った結果、上部ふた母材部で割れ等の欠陥は認められなかった。
・以上のことから、当該管台での漏えいは溶接金属内での径方向の割れが貫通したことによるものと推定された。
＊２＊３＊４ヘリウムリークテスト：
漏えいの可能性のある部分の内面側の圧力を下げた状態にして、ヘリウムガスを外面から吹きつけ、内面の漏えい箇所から漏れ出てくるヘリウムガスを検知することで、漏えいの有無を確認する試験。
スンプ観察：
金属組織を調べるため、金属の表面を磨いた後、検査面に膜（フィルム）を貼り付けて微小な凸凹を転写させ、転写した膜（フィルム）上の金属組織を光学顕微鏡で観察する方法。
結晶粒界：
金属を構成する、結晶と結晶の境界。

［№67管台の調査結果］
・ヘリウムリークテストの結果、漏えいは認められなかった。
・管台内面より渦流探傷検査や超音波探傷検査を実施した結果、管台母材部および溶接部に有意な欠陥信号指示は認められなかった。
・当該管台の点検記録を確認した結果、試運転時（平成３年）において上部のシール部からの漏えいがあったため当該シールの増し締めを行ったことが確認された。このことから、今回認められた付着物は、当時の漏えい跡が残っていたものと推定された。
［今後の予定］№47管台で認められた漏えいの発生メカニズムを究明するため、引き続き、原因調査を実施する。また現時点で、発電再開時期等の今後の定期検査工程については未定である。

（経済産業省によるＩＮＥＳの暫定評価尺度）
基準１−

基準２−

基準３０−

評価レベル
０−
問い合わせ先(担当:嶋﨑,小西)
内線2354・直通0776(20)0314

2付着物が認められた管台制御棒駆動軸制御棒駆動装置原子炉容器上部ふた制御棒クラスタ案内管燃料集合体炉内計装案内管原子炉容器内構造図原子炉容器上部ふた制御棒駆動装置取付管台の点検状況温度計取付管台
47
原子炉容器上部ふたの付着物状況図原子炉容器上部ふた制御棒駆動装置取付管台漏えい跡（ほう酸）約183mm
溶接約70mm
φ約102mmφ(低合金鋼)
制御棒駆動装置取付管台制御棒駆動装置取付管台構造図原子炉容器入口ノズル原子炉容器出口ノズル上部ふた管台配置図
270°
180°
漏えい跡が認められた管台
0°90°62544853616842302941362212213563604316691540238472055521351311494731283227249261956514417143967372510183464453326386557465058665947(600ニッケル基合金)
原子炉容器上部ふたステンレスオーバレイ（内張り）漏えい跡
6767
付着物サーマルスリーブ（ステンレス鋼）(600系ニッケル基合金)
空気抜き管ＡＢ約64mm

原子炉容器上部ふた概要図Ｎｏ．４７管台原子炉容器上部ふた制御棒駆動装置約2.3m
重量：約87t
約5.2m
サーマルスリーブ調査のためサーマルスリーブ切断
No.47

溶接部管台①管台部の調査管台母材部に有意な信号指示なし②溶接部の調査ＵＴＵＴ原子炉容器上部ふた母材部ヘリウムリークテスト上部ふた母材部に有意な信号指示なしＰＴ指示あり溶接部管台ＵＴ原子炉容器上部ふた母材部ヘリウムリークテスト検知せずAA
ヘリウムリークテスト検知
AAEC
Ｔ溶接部金属部内で有意な信号指示あり
EC

スンプ観察結果●１回目（手入れ０．５mm）：表層部●３回目（手入れ計３mm）：内面部・結晶粒界に沿った直線的な形状・結晶粒界に沿った枝分かれの形状・内面にいくほど長くなっている漏えい箇所の特定調査結果溶接部管台原子炉容器上部ふた漏えい経路漏えい②①溶接部
270
゜付近の①溶接部表面部から②溶接部上端部が、き裂の進展により貫通し、③管台と上部ふたのすき間を通じて漏えいしたものと推定漏えい推定経路溶接部(600系ニッケル基合金)
スンプ観察の実施約120mm
約102mm
φ270
゜
0゜180
゜管台
(600ニッケル基合金)
母材部(低合金鋼)
約70mm
φ90
゜約14ｍｍ約15ｍｍ(下から見た図)③約1.2mm
約0.9mm
約0.7mm
約0.6mm
約1.1mm
約1.0mm
約1.7mm
約0.9mm
約1.2mm
約1.2mm
約1.3mm
約4.9mm
約0.6mm
約0.7mm約

67
原子炉容器上部ふた温度計取付管台原子炉容器上部ふたの付着物状況図(No.67管台)
制御棒駆動装置取付管台付着物付着物Ｂ
NO.67
温度計取付管台の調査結果平成
3
年の建設試運転時での漏えい箇所漏えいしたほう酸が十分拭き取られず、漏えい跡が残ったと考えられる溶70mm
約10２mm

接原子炉容器上部ふた下部シール部約