平成16年10月19日
原子力安全対策課( １６ − ７５ )＜16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原因・対策）
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。

［№47管台の調査結果］
・当該管台について、サーマルスリーブを切断し、ヘリウムリークテスト＊２、渦流探傷検査（ＥＣＴ）、浸透探傷検査（ＰＴ）、超音波探傷検査（ＵＴ）等の詳細な調査を実施した結果、管台溶接部表面において、約270°（原子炉容器中心方向側）付近で漏えいの原因となる欠陥指示が確認された。また、上部ふた母材部および管台母材部では割れ等の欠陥は認められなかった。
・指示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㎜、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。
・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。

1

［№67管台の調査結果］
・ヘリウムリークテスト、渦流探傷検査および超音波探傷検査の結果、管台母材部および溶接部に、漏えいや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。

[以上、平成16年５月６日、７月９日記者発表済み]［№47管台の割れの発生メカニズムの調査］
溶接部表面で観察された割れの特徴として、溶接金属表面より内部の方で割れが長く、形状は結晶粒界に沿った直線状の割れであることが確認されており、代表的な応力腐食割れの特徴と異なることから、割れの発生メカニズム究明のため、以下の調査を実施した。
①海外事例調査
・米国ＰＷＲプラントでの原子炉容器上部ふた管台部から漏えい事例を調査した結果、原因としては、管台母材部あるいは溶接金属部において、１次冷却水中の環境下における応力腐食割れ（ＰＷＳＣＣ）の発生や、高温割れ等の溶接施工不良を起点として、応力腐食割れ（ＰＷＳＣＣ）が進展したものであることが確認された。
②当該管台の調査
・当該管台の溶接部の表面仕上げの施工状態を確認した結果、割れが認められた270°付近では、他の部位とは異なり、グラインダー仕上げ後のバフ仕上げ＊５の跡が認められなかった。
・当該管台溶接部を模擬した試験体を製作し、表面仕上げの施工状態の違いによる表面残留応力への影響を調査した結果、バフ仕上げをした場合、表面の残留応力は圧縮応力になるが、グラインダー仕上げだけの場合はごく表層部に、約770MPaと比較的大きな引張り残留応力が発生することが確認された。
・当該部の材料である600系ニッケル基合金の材料試験データを調査した結果、１次冷却材中の環境下において、約300MPa程度の引張り残留応力で応力腐食割れ（ＰＷＳＣＣ）が発生する可能性があることが確認された。また、バフ仕上げを行わなかった試験体を用いた材料試験を行った結果でも、応力腐食割れ（ＰＷＳＣＣ）が発生することが確認された。
③まとめ
・調査の結果、割れの特徴や海外事例調査などから、初期に発生した割れは、溶接施工不良等による欠陥の可能性も否定できないが、当該管台の270°付近において溶接部の表面仕上げ（バフ仕上げ）が行われていなかったことに起因して、溶接部表面に比較的高い引張りの残留応力が発生していたことにより、応力腐食割れ（ＰＷＳＣＣ）が発生した可能性が高いことが確認された。
＊５

バフ仕上げ：
溶接した後には溶接部表面の手入れ加工（研磨）を実施するが、その際の粗研磨に用いるのがグラインダーで、仕上げ研磨として電動工具に取り付けた円形状のワイヤブラシ等（バフ）により細かな研磨を実施することをバフ仕上げという。

2

［№47管台の割れの進展メカニズムの調査］・溶接部内面において、応力腐食割れ（ＰＷＳＣＣ）の特徴である結晶粒界に沿った枝分かれした形状の割れが認められていることから、大飯３号機の運転環境下において、割れが進展し貫通に至るかどうかの解析評価を行った。
その結果、初期の割れが生じた状態においては、大飯３号機のプラント運転時間（約10万時間）でも割れが溶接部内部を進展し、貫通に至る可能性があることが確認された。
［管台の安全機能に与える影響］①№47管台・管台の安全機能である管台の強度、制御棒挿入性、１次冷却系保有水維持、管台の抜け出し防止について、超音波探傷検査（ＵＴ）や解析の実施により評価した結果、管台溶接部の割れを考慮しても安全機能に影響を与えるものではないことを確認した。
②№47管台以外の管台・予備用管台（７管台）を除く62管台について、管台内面から超音波探傷検査（ＵＴ）を実施し、その結果をもとに、管台溶接部の周方向のき裂による管台抜け出しに関する評価を行った結果、管台が抜け出すことはないことを確認した。
［推定原因］
管台溶接部において、表面仕上げが不十分であったことに起因して発生した応力腐食割れ（ＰＷＳＣＣ）を起点として、１次冷却材中環境下において溶接金属内を応力腐食割れ（ＰＷＳＣＣ）が進展し、貫通に至ったことにより、漏えいが発生したものと推定された。なお、初期の割れについては、溶接施工不良等による欠陥の可能性も否定できない。
［対策］①原子炉容器上部ふたの補修等
・大飯３号機については、長期的な信頼性確保の観点から、次々回定期検査時に、原子炉容器上部ふたを、管台部について耐食性に優れた690系ニッケル基合金を用いたものに取替える。また、知見を拡充する観点から、上部ふた取替え後、管台部をサンプリングし、詳細な調査を行う計画である。
・当面の対策としては、当該管台溶接部について、１次冷却材圧力バウンダリとしての健全性を確保するとともに、応力腐食割れ（ＰＷＳＣＣ）の拡大を防止するため、耐食性に優れた690系ニッケル基合金を用いて、溶接部内表面全面を溶接補修する。また、切断したサーマルスリーブについては復旧する。
今後、補修に当たって、電気事業法に基づく許認可手続きを開始し、工事方法、構造健全性に関して、国の安全性確認を受けることとする。
②今後の点検、漏えい監視の強化等
・原子炉容器上部ふたの取替えを行うまでの期間、原子炉運転中において、上部ふた管台部からの漏えいを早期検知するための、漏えい監視装置を設置す
3

る。
・次回の定期検査時に、原子炉容器上部ふた管台部全数について、外観目視点検を行い、漏えいの有無を確認する。
③原子炉容器上部ふた管台部に600系ニッケル基合金を使用している他プラント（大飯４号機および高浜３、４号機）の対応
・現在、定期検査中の大飯４号機および高浜４号機については、管台部全数について外観目視点検を行い、漏えいが無いことを確認した。また高浜３号機については次回定期検査時に、管台部全数の外観目視点検を行い、漏えいの有無を確認する。なお、管台部全数の外観目視点検については、当面の間、定期検査毎に実施する。
・大飯４号機および高浜４号機については今定期検査中に、高浜３号機については次回定期検査時に、念のため、管台部からの漏えいを早期検知するための漏えい監視装置を設置する。
・大飯４号機および高浜３、４号機の３基についても、原子炉容器上部ふたの取替えを計画する。

（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)
内線2352・直通0776(20)0314

4原子炉容器上部ふた制御棒駆動装置取付管台の漏えいについて
原子炉容器内構造図

原子炉容器上部ふたの付着物状況図
制御棒駆動装置取付管台
制御棒駆動軸Ａ

温度計取付管台
67

47

付着物

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

漏えい跡
（ほう酸）

原子炉容器出口ノズル
原子炉容器入口ノズル
燃料集合体

原子炉容器上部ふた炉内計装案内管

上部ふた管台配置図
制御棒駆動装置取付管台構造図

270°

空気抜き管

制御棒駆動装置
取付管台(600ニッケル基合金)

6963

233662

1782254372413約70mmφ4432

1642180°

3164564955
43525912412102173618610°
46

26203560

52341911272840

47

Ａ

50
38

14154168

ステンレス
オーバレイ
（内張り）
約64mmφ
サーマルスリーブ（ステンレス鋼）

66
58

3951

59
67

漏えい跡が認められた管台
調査

47

約102mmφ
原子炉容器
上部ふた(低合金鋼)

57
33

2953

約183mm

45

30
48

65

90°

付着物が認められた管台

67

漏えい跡

溶接
(600系ニッケル基合金)

試運転時（平成３年）に上部シール部から漏えいした事象があり、その漏えい跡が残っていた可能性が高いと推定

Ｎｏ．４７管台の漏えい箇所の特定調査結果

溶接部(600系ニッケル基合金)

270゜
270゜

母材部
(低合金鋼)

スンプ観察の実施

180゜
180゜

約120mm0゜

管台(600ニッケル基合金)

90゜
90゜

約70mmφ(下から見た図)約102mmφ

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）：内部

約14ｍｍ

約15ｍｍ

約1.0mm
約0.9mm

約1.2mm約0.6mm 約0.7mm

約0.9mm
約0.7mm

約0.6mm
約1.1mm

約1.7mm
約2.5mm

約1.2mm

約4.9mm
約1.3mm

約1.2mm・結晶粒界に沿った枝分かれの形状
・内部にいくほど長くなっている・結晶粒界に沿った直線的な形状

漏えい推定経路
漏えい管台
原子炉容器上部ふた

③
溶接部

②①
漏えい経路

溶接部270゜付近の①溶接部表面部から②溶接部上端部が割れ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

海外事例調査結果
Ｎｏ．４７管台溶接部観察結果

海外の事例
発 生

○ＰＷＳＣＣ（残留応力大）あるいは○高温割れ等の 溶接欠陥

○ 表面手入れ前で指示なし○0.5mm手入れで、結晶粒界に沿った直線状の割れ○手入れにより極表層の観察不可

進 展○PWSCC○ 3mm手入れ後、結晶粒界に沿った枝分かれ状の割れ

当該管台の調査
グラインダ及びバフ仕上げの表面状態

溶接部の表面仕上げ状態
270°
250°

290°

グラインダ仕上げ230°

グラインダ及びバフ仕上げ

1mm

カッター手入れとバフ仕上げ

グラインダ仕上げの表面状態
グラインダ仕上
グラインダ仕上げと仕上げとバフげとバフ仕上
バフ仕上げの仕上げの手順
げの手順
溶接後、非破壊検査のため、グラインダで成型仕上げした後、バフにより更に表面を研磨し、なめらかに仕上げるもの
90°

1mm

初期割れ発生の原因は、溶接施工によるブローホール等の可能性も否定できないが、溶接部の表面仕上げ(バフ仕上げ)が行われなかったことに起因して、引張り残留応力が発生したことにより応力腐食割れが発生した可能性が高い

材料試験データ

グラインダ仕上げの場合は、ごく表層部に約770MPaと比較的大きな引張り残留応力の発生を確認

材 料（６００系ニッケル基合金）
高温水中でのＰＷＳＣＣ発生試験
ＰＷＳＣＣ

材 料

・約３００MPa以上でＳＣＣ感受性あり
応力
応力解析

・溶接部内部は引張り応力
環 境
ＰＷＳＣＣ発生に関する温度影響確認試験
応 力

環 境

・約２９０℃でも進展（運転中環境下）
材料・応力・環境ともＰＷＳＣＣ発生領域
進展はＰＷＳＣＣ

割れの進展評価
き裂の進展方向①溶接部内部に、ＰＷＳＣＣの特徴である結晶粒界に沿った枝分かれした形状の割れあり。
（ＰＷＳＣＣの特徴）②解析評価にて、割れが進展し、約１０万時間でも貫通に至る可能性があることを確認した

推定原因と進展メカニズム溶接部２７０゜付近はグラインダ後にバフ仕上げ痕が認められなかったことから引張り残留応力が高いと考えられる。なお、溶接時にブローホール等が発生した可能性も否定できない

ＰＷＳＣＣ（またはブローホール等）により開口が発生

プラント運転中の環境でＰＷＳＣＣにより、割れが溶接部表面から溶接金属内を半径方向（上方）へ進展

割れが溶接金属と管台の接合ルート部で貫通

１次冷却水が漏えいし、ほう酸析出対策① 次々回定期検査時に、管台部を耐食性に優れた690系ニッケル基合金を用いた原子炉容器上部ふたに取り替える。

管台本体材料変更
600ニッケル基合金 → 690ニッケル基合金（耐応力腐食割れ性の向上）
溶接部材料変更
600系ニッケル基合金 → 690系ニッケル基合金（耐応力腐食割れ性の向上）

欠陥(推定)② 当該管台部の溶接による補修
１次冷却材圧力バウンダリとしての健全性を確保するとともに、ＰＷＳＣＣの進展を防止するため、耐食性に優れた690系ニッケル基合金を用いた溶接補修を実施する。

管台溶接部（漏えい部）の上部ふた管台部漏えいに係る溶接による補修(690系ニッケル基合金）③ 原子炉容器上部ふた管台漏えい監視装置の設置
原子炉運転中において、原子炉容器上部ふた管台部からの漏えいを早期検知するための、漏えい監視装置（漏えいに伴う湿度の上昇を監視）を設置する。
漏えい検知レベル：１リットル／時以上（保安規定運転制限値230リットル/時以上）

原子炉容器上部ふた(上からみた図)
270°

格納容器内

180°

蒸気発生器
１次冷却

ユニット
材

0°

１箇所からサンプリング

90°

湿度計へ
（5箇所からサンプリング）

ポンプ

サンプリング

原子炉
キャビティ

湿度計

吸引ポンプ

フィルター
原子炉

５箇所からサンプリング

アンプ
格納容器内

表示
中央制御室