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資料１－２

美浜発電所１号炉
高経年化技術評価書（40年目）の概要

平成２２年 ８月２７日
関西電力株式会社
当社又は他社等の秘密情報を含むため、複製、目的外使用並びに第三者に開示不可 関西電力株式会社

1

目 次
・

美浜発電所１号炉の概要と保全実績

・

美浜発電所１号炉の高経年化技術評価

・

主な経年劣化事象の評価結果

・40年目の評価で追加する評価

・

技術評価結果の概要

当社又は他社等の秘密情報を含むため、複製、目的外使用並びに第三者に開示不可 関西電力株式会社

美浜発電所１号炉の概要

2

電気出力

約340MW

燃料

低濃縮ウラン

原子炉型式

加圧水型軽水炉

減速材

軽水

原子炉熱出力約1,031MW

タービン

串型2車室再熱再生式

原子炉格納容器
外部遮へい壁
加圧器
原子炉容
器上部蓋

蒸気発生器

蒸気
給水

原子炉容器ｻﾎﾟｰﾄ

タービン

主変圧器
耐熱ｺﾝｸﾘｰﾄ
発電機
復水器
原子炉容器

放水路へ
冷却水
循環水ポンプ （海水）

１次冷却材ポンプ

コンクリート
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給水ポンプ

建屋コンクリート基礎

美浜発電所１号炉運転状況の推移
累積平均設備利用率＝52.2％（蒸気発生器取替後の利用率＝76.0%）蒸気発生器補修

蒸気発生器漏えいと燃料棒折損の対策の
ため停止

発電電力量
蒸気発生器補修

3

設備利用率

蒸気発生器取替

設備利用率

発電電力量

発電電力量・設備利用率の推移
計画外停止回数

自動停止回数 ６回
手動停止回数 １２回
法律･通達に該当する事象

計画外停止回数の推移
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運転開始以降に実施した主要機器更新状況
低圧タービン
17回定期検査（1999年度）

蒸気発生器
14回定期検査（1994～1995年度）＊：プラント運開30年目以降に実施した更新ｺﾝｸﾘｰﾄ構造物

原子炉容器上部蓋＊
18回定期検査（2001年度）

蒸気発生器
加圧器

燃料取替用水ﾀﾝｸ
16回定期検査（1998年度）
燃料取替
用水タンク
原子炉容器

中央制御盤＊
18回定期検査（2001年度）
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高圧給水加熱器＊
21回定期検査（2005年度）

4

運転開始以降に実施した主な改善(1/2)
事象

実施事項

応力腐食割れ(SCC)，疲労

蒸気発生器取替工事

改良型の蒸気発生器への取替を実施

1994年度～1995年度（第14回定期検査時）

疲労

１次冷却材ポンプ熱遮へい装置取替工事

A号機の熱遮へい装置の取替を実施(B号機は第24回定期検査時予定）

2007年度～2008年度（第23回定期検査時）
2009年度（第24回定期検査時）

余熱除去系統配管取替

余熱除去クーラ出口配管とバイパスライン配管
合流部取替を実施

2007年度～2008年度（第23回定期検査時）

原子炉容器上部蓋取替工事

管台材料を耐食性に優れた690系ニッケル基合
金に変更するなど改良型の原子炉容器上部蓋に交換

2001年度（第18回定期検査時）

原子炉容器炉内計装
筒母材部等のｳｫｰﾀｰｼﾞｪｯﾄﾋﾟｰﾆﾝｸﾞ

600系ニッケル基合金使用部位の炉内計装筒母材部，炉内計装J-溶接部，冷却材出入口管台
溶接部及び安全注入管台溶接部にウォータージェットピーニング（応力緩和）を実施

2002年度（第19回定期検査時）
2006年度～2007年度（第22回定期検査時）

燃料取替用水タンク
取替

耐食性に優れた材料として炭素含有量の少ない
ステンレスを採用したタンクに取替を実施

1998年度（第16回定期検査時）

バッフルフォーマボル
ト取替工事

バッフルフォーマボルト全数(624本）取替を実施

2002年度（第19回定期検査時）

高圧給水加熱器取替

銅合金から耐食性に優れたステンレスの伝熱管を採用した加熱器に取替を実施

2005年度（第21回定期検査時）

応力腐食割れ（SCC）

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改善内容

5

実施時期

運転開始以降に実施した主な改善(2/2)

6

事象

実施事項

改善内容

実施時期

応力腐食割れ（SCC）

低圧タービンロータ
取替工事

低圧タービンロータを低降伏応力材料を用いるとともに，翼溝部の応力を低減したロータへの取替を実施

1999年度（第17回定期検査時）

腐食

2次系配管取替

超音波による肉厚測定を行い，余寿命評価を実施し，必要に応じて配管取替えを実施

適宜

2次系熱交換器取替
等

湿分分離加熱器の蒸気入口部胴板，鏡板及び蒸気入口側仕切板，蒸気溝板（減肉想定箇所のみ）
へのステンレス鋼内張板取付

2005年度（第21回定期検査時）
2006年度～2007年度（第22回
定期検査時）

B第1/2低圧給水加熱器の取替

2009年度（第24回定期検査時）

非常用D/G制御盤
取替

保護リレーの取替を実施

1990年度（第11回定期検査時）

固定子コイルの巻き替え、取替

循環水ポンプモータ固定子コイル巻き替えの実
施

2002年度（第19回定期検査時）
2003年度（第20回定期検査時）

1次冷却材ポンプモータ固定子コイル取替の実施

1995年度（第14回定期検査時）

外部遮へい壁等に塗装を施し，以降，必要に応じて塗装の塗替えの補修を実施

1986年～1988年 塗装実施
1997年 補修実施

絶縁低下

コンクリート劣化

コンクリート外壁面
塗装

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7

美浜発電所１号炉の高経年化技術評価
高経年化技術評価実施工程
2009

年月
項目

手順書作成

1

2

3

4

5

6

7

2010
8

9

10

11

12

1

2

3

4

…

▼

評価書作成

発電所レビュー

第三者評価
内部監査（プロセス監査）原子力発電安全委員会（審議）
保安規定変更認可申請
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▼

▼

▼

補正
▼

11
運開
40年

美浜発電所１号炉の高経年化技術評価

8

高経年化技術評価実施体制
原子力事業本部
原子力発電安全委員会

原子力技術部門統括○高経年化技術評価書の提出の承認

原子力技術部門
高経年対策グループ○全体とりまとめ
○実施計画,実施手順の策定○運転経験,最新知見の調査･分析○官庁対応,他電力等との業務･調整○高経年化技術評価書の作成○第三者評価（技術的な内容）○原子力発電安全委員会への付議

原子力発電部門統括を委員長とし，各発電所長，各発電所原子炉主任技術者，各チーフマネジャー以上の職位から構成され原子炉施設保安規定の変更等を審議し確認する。

美浜発電所

保全計画課
原子力技術部門
土木建築グループ※1○高経年化技術評価書の作成○官庁対応○第三者評価（技術的な内容）※1コンクリート構造物及び鉄骨構造物のみ

原子炉保修課
タービン保修課

原子力技術・発電部門
機械技術グループ○評価書作成助勢（社内方針,技術的内容の確認等）

電気技術グループ他

電気保修課○美浜発電所内とりまとめ○機器・保全データ提供○評価書作成助勢（照会事項に対する回答等）○評価書案の発電所レビュー

計装保修課
土木建築課
原子燃料課

原子力発電部門○第三者評価（プロセス確認）

発電室

品質保証グループ注） 必要により評価書作成助勢等の外部委託を実施するものとする。
「長期保守管理方針に基づく保守管理の実施」及び「長期保守管理方針の維持」の管理は，発電所にて実施する。
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高経年化技術評価のフロー

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プラント全系統・構造物・機器

安全上重要か？ （＊１）

No

高温･高圧の環境下（＊２）にあ るか？

Yes
Yes
評価対象外
・燃料集合体等NoNo

日本原子力学会標準「高経年化対策実施基準」 附属書に基づき，「経年劣化メカニズムまとめ表」を参考に，
経年劣化事象と部位の組み合わせを抽出した。

経年劣化事象の抽出

機器単位で長期に劣化メカニズム
スクリーニング

わたり使用するか？

Yes
評価対象機器を構造（型式），使用環境，
材質等の条件カテゴリ化，
グループ化

重要度，使用条件，
容量 等

グループ内の代表を選定

個別条件下での抽出

第一段階

第二段階

・経年劣化メカニズムまとめ
表（２００８年版）により，高経年化対策上着目すべき
経年劣化事象と部位の組み合わせを抽出・対象機器個別の条件を考慮し，想定される経年劣化事象を抽出

高経年化対策上着目すべき経年劣化事象の抽出

・まとめ表作成・改定時期以降の運転経験から抽出された経年劣化事象を反映

経年劣化事象の評価
・技術評価（健全性評価＋現状保全 （＊３）
→総合評価）
・高経年化への対応 （＊４）

グループ内全機器への展開
・経年劣化事象の抽出
・経年劣化事象の評価

耐震安全性評価

発電所内の主な機器の高経年化対応事項の抽出

知見の反映等発電所内のその他機器の高経年化対応事項の抽出

・経年劣化を考慮した評価
・保全対策に反映すべき項
目の抽出

主要事象の技術評価書の作成
長期保全計画，長期保守管理方針の策定

当社又は他社等の秘密情報を含むため、複製、目的外使用並びに第三者に開示不可 関西電力株式会社＊１：重要度クラス１，２（＊５）＊２：最高使用温度が９５℃を超え，または最高使用圧力が１９００
kPaを超える機器で原子炉格納容器外にあるもの。
＊３：系統レベルの機能確認を含む。
＊４：高経年化対応としての保全のあり方を論じ，高経年化に関係のない一般的な保全は切り離す。
＊５：「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定）の重
要度分類

10

主な経年劣化事象の評価結果① 原子炉容器の中性子照射脆化② 疲労割れ③ 照射誘起型応力腐食割れ④ 絶縁特性低下⑤ コンクリートの強度低下⑥ 配管の減肉⑦ 熱時効⑧ 耐震安全性評価

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① 原子炉容器の中性子照射脆化（その１）
健全性評価
JEAC4201-2004、2007のいずれの評価結果においても、脆化予測にマージンを見込んだ値を逸脱しておらず、特異な傾向は認められない。
照射試験片の装荷位置

第1回取出済

監視試験片
カプセル

180°

第3回取出済
原子炉容器

270°

90°
炉心

第4回取出済0°

第2回取出済（参考）
中性子の照射を受けると金属材料は非常に微細な欠陥が生じ、靭性（破壊に対する抵抗）の低下が生じる。原子炉容器の炉心領域においては、中性子照射とともに関連温度は上昇する。

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現時点（2010年5月末）の
原子炉容器＊の照射量

11

12

① 原子炉容器の中性子照射脆化（その２）
健全性評価（続き）
６０年経過時点の加圧熱衝撃が生じることを仮定した評価の結果，破壊に対する抵抗力が常に破壊力を上回っており，不安定破壊しないことを確認した。

上部棚吸収エネルギー予測式による評価を実施し，JEAC4201に基づき６８J以上あることを確認。

300
材料

関連温度
初期値（℃）

母材

－１

溶接金属

－５０

150

熱影響部

－６６

100

母材

－１

溶接金属

－５０

熱影響部

－６６

250
K1,KⅠC (Mpa√m)

評価時期

第４回試験片取出時点（第２３回定検時点）

200

第２３回定検時点（２００７年度～２００８年度）

運転開始後６０年時点

50
0
0

50

100

150

200

250

関連温度
（℃）

上部棚吸収
エネルギー(J)

７３
（７６）
８４
（８７）
２４
（２８）
８５
（８２）
１０１
（９１）
４０
（３５）

７３
８２
９０
６９
７４
８５

数値は２００４年版，（）内は２００７年版

300

温度 （℃）

現状保全○JEAC4201に基づき計画的に監視試験を実施，
定期的に超音波探傷検査を実施している。
○運転管理上の制限として加熱冷却時制限曲線及び耐圧漏えい試験温度を設けて運用している。

総合評価
炉心領域部の中性子照射脆化が機器の健全性に影響を与えることはない。また，保全内容も適切である。

高経年化への対応
現状保全を継続して実施していく。

当社又は他社等の秘密情報を含むため、複製、目的外使用並びに第三者に開示不可 関西電力株式会社

② 疲労割れ健全性評価
プラント実過渡回数から、６０年時点の過渡回数を推定し、６０時点での疲れ累積係数を評価（環境を考慮した評価も実施）
現状保全
・定期的な超音波探傷検査等の非破壊検査や、漏えい試験で健全性を確認している・高経年化技術評価に合わせて，実過渡回数に基づく評
価を実施
総合評価
疲労割れが問題となる可能性はないと考える。
ただし、今後も実過渡回数を把握し、評価する必要がある。また、疲労割れは超音波探傷検査等で検知可能であり、点検手法は適切
高経年化への対応
冷却材出入口管台等の疲労割れについては、現状保全項目として、実過渡回数に基づく評価を定期的に実施していく。
（参考）疲れ累積係数：材料に何種類かの応力が組み合わさって作用した
ときの疲労損傷を示す指標であり、許容値は１以下
当社又は他社等の秘密情報を含むため、複製、目的外使用並びに第三者に開示不可 関西電力株式会社

原子炉容器の疲労評価結果

13

14

③照射誘起型応力腐食割れ（その１）¾ 応力腐食割れ（SCC）の発生要因は①材料、②応力、③環境の３つだが、運転時間が経過し、高い中性子照射量を受けると、材料の経年変化等に伴い応力腐食割れが発生する可能性がある。
¾ 中性子照射量の高い炉内構造物の中から、相対的に最も割れが発生する可能性が高く（中性子照射量、応力レベ
ル、及び温度条件が最も厳しい）、海外で損傷事例のあるバッフルフォーマボルトを代表として詳細評価した。

バッフルフォーマボルトのＳＣＣ発生概念図
運転初期

運転時間経過バッフルフォーマボルトの照射による材料劣化

材料

腐食
環境

材料

応力

３因子は重ならずSCCは発生しない腐食
環境

応力・バッフルフォーマ
ボルトの照射クリープ（微視的組織変形）・バッフル構造の変形

３因子が重なりSCC発生の可能性が生じる※美浜１号機では、ﾊﾞｯﾌﾙﾌｫｰﾏﾎﾞﾙﾄの材料劣化の影響をリセットする
ため、全数取替実施済み。
ﾊﾞｯﾌﾙ構造（ﾊﾞｯﾌﾙ板、ﾌｫｰﾏ板）

バッフルフォーマボルト

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③ 照射誘起型応力腐食割れ（その２）
健全性評価

15

現状保全

バッフルフォーマボルトについて日本機械学会 維持規格および最新知見を用いて評価した結果，全数（624本）の取替を実施しているが，運転時間が約２７．８万時間（最大照射量
６×１０２２n/cm2）を越えると損傷の可能性が否定できない。

624本=○バッフルフォーマボルトに対して第１１回及び第１３回定期検査(1993年度)時に超音
波探傷検査を実施，有意な指示なし。
○予防保全として第１９回定期検査(2002年
度)時に，首下部の曲率半径を大きくした
SUS316CW改良材へ全数取替○定期的に水中テレビカメラによる可視範囲の目視検査を実施している。

損傷率（％）

総合評価
６０年時点ではボルト本数全体の損傷が約７割に至ることはないと予測されるため，
構造強度・機能の健全性に影響を与える
可能性は低い。また，点検手法は適切である。

約２７．８万時間
全数取替

６０年時点

約１４．６万時間

124本=

検査要求ラインボルトの材料劣化・照射クリープ
バッフル構造の変形

運転時間（ｈ）

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高経年化への対応
必要に応じて日本機械学会 維持規格
（JSME S NA1-2008）に基づき，適切な時期に超音波探傷検査を実施することを検討する。

④ 絶縁特性低下（その１）16○ 評価対象機器：電気ﾍﾟﾈﾄﾚｰｼｮﾝ，ケーブル，ﾌｧﾝﾓｰﾀ，ﾀｰﾋﾞﾝ発電機等【評価例】：低圧・同軸ケーブル① 格納容器内の実機環境として設計平均温度４９℃を用いる
例：難燃ＰＨケーブルの長期健全性試験条件
試 験 条 件

１４０℃－９日

１１７℃－９日（＝６０℃※－６０年）

事故相当
設計想定

放射線
（集積線量）

５００kGy放射線（集積線量）

１５００kGy

３６６kGy

温 度

最高温度：１９０℃

最高温度：約１３３℃

圧 力

最高圧力：
0.41MPa［gage］

最高圧力：
約0.26MPa［gage］

１７４kGy

加速熱劣化（60年相当）放射線照射（60年相当）放射線照射（設計想定事故時）

経年劣化が生じない場合

絶縁抵抗

相当
通常運転

温 度

６０年間の通常運転時の使用条件に基づく劣化条件
または設計想定事故時の環境条件

通常運転相当の劣化傾向は緩やか

設計想定事故雰囲気暴露

判定※ 原子炉格納容器内でのケーブル周囲温度（約４９℃）に通電による温度上昇と若干の余裕を加えた温度として設定した。
長期健全性評価手順

許容値

設計想定
事故時

結論： 試験条件は，実機環境に基づいて６０年間の運転期間を想定した劣化条件を包絡している。
当社又は他社等の秘密情報を含むため、複製、目的外使用並びに第三者に開示不可 関西電力株式会社

事故時雰囲気暴
露により、性能低下は急速に進展運転期間

④ 絶縁特性低下（その２）17② 保安院指示文書に基づくケーブル布設環境の調査結果の反映（補正）《平均温度上位３箇所》
順位

平均温度
（℃）

測定箇所

１

57.9

原子炉容器上部２47.3

Ａ加圧器逃し弁（PCV-455C）

３

43.4

Ａ-SGトップ

平均線量率（mGy/h）

測定箇所

１

254.8

Bループホットレグ
温度計付近

２

86.4

Ａループホットレグ
温度計付近

73.9

Bループ低温側ド
レン余剰抽出水元弁（AOV-567）

３

健全性評価
電気学会推奨案に基づく長期健全性評価試験による評価を実施した結果、運転開始後６０年時点においても絶縁機能を維持できる。
現状保全《平均線量率上位３箇所》
順位

設計平均温度（49℃）を超過するホットスポットについては、当該ケーブルを個別に長期健全性評価を実施（CRDM用ケーブ
ルは、当初申請時より実施済）、それ以外は評価で用いた温度･線量率に包絡されていることを確認。

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定期的に系統機器の動作確認または、絶縁抵抗測定を行い異常のないことを確認している。
総合評価
現時時点の知見においては、絶縁体の絶縁低下により機器の健全性に影響を与える可能性はない。絶縁低下は、系統機器の動作確認または絶縁抵抗測定で検地可能であり、点検手法として適切である。
高経年化への対応
事故時雰囲気内で機能要求のある一部のケーブルについて、製造メーカの実機調査の結果に基づき、取替を実施する。

18⑤ コンクリートの強度低下（その１ ：評価概要）
健全性評価

現状保全

コンクリートの強度について考えられる劣化要因について評価した。
要因

評価

熱

○

・温度制限値（６５℃、局部９０℃）以下

原子炉容器
支持部

○

⇒ その２参照○

・運転開始後６０年後の照射量は規定値（中性子 １×1020n/cm2、 ガンマ線 ２×1010rad）以下

高経年化への対応○

・運転開始後６０年後の中性化深さは鉄筋が腐食し始める時の深さ以下

塩分浸透○・運転開始後６０年後の塩分による鉄筋腐食減量はかぶりコンクリートにひび割れが発生する時点の鉄筋腐食減量以下

コンクリート構造物の強度低下に対しては，今後も現状の保全方法により健全性を確認していく。
さらに原子炉容器支持部のコンクリートに関して
は、変形を傾向監視する。

ｱﾙｶﾘ骨材反応－・使用材料は反応性骨材でないことが確認できていることから評価すべき事象ではない

放射線照射
中性化

機械振動
凍結融解
化学的侵食

説明

・定期的にコンクリート、塗装を目視確認
・必要に応じ塗装の塗り替え等を実施
・非破壊検査にてコンクリート強度を確認○

・タービン架台等振動を受ける部位には有害なひび
われなし－

・地域的に凍害危険度が極めて低いことから評価すべき事象ではない－

・化学的侵食による強度低下を受ける部位がないことから評価すべき事象ではない

当社又は他社等の秘密情報を含むため、複製、目的外使用並びに第三者に開示不可 関西電力株式会社

総合評価
コンクリート強度は基準強度を上回っており、優位な欠陥がないことから保全方法は適切である。

コンクリート強度の破壊試験結果（単位： N/mm2 ）構造物

外部遮へい壁内部コンクリートﾀｰﾋﾞﾝ架台

取水
構造物

２０．６

１７．７

２３．５

３２．５～４１．０（ 約３３ ）

３３．６
（ － ）

３２．３
（ 約３０ ）

原子炉格納施設基礎

原子炉補助建屋
基準強度
2008年実施
測定結果【（）内は1995年
実施測定結果】

19⑤ コンクリートの強度低下（その２：耐熱コンクリート）
耐熱コンクリート(原子炉容器支持部)の健全性評価

耐熱コンクリートの３次元ＦＥＭ温度分布解析結果

キャビティ

拡大図

RV上蓋

ｼｰﾙﾘﾝｸﾞａ寸法

・原子炉容器支持部に粗骨材として耐火レンガを採用し耐熱性を高めた耐熱コンクリートを採用。
・３１５℃に加熱した場合の約４割の強度低下を見込み、基準
強度20.6N/mm2に対して、調合強度を34.3N/mm2に割り増し。
・３次元ＦＥＭ温度分布解析の結果、耐熱コンクリートの最高
温度は約１８０℃。

耐熱コンクリートの変形の監視方法の追加

原子炉容器
（ＲＶ）

ｺﾝｸﾘｰﾄ耐熱コンクリート
ＲＶ

・既往文献や耐熱コンクリートの調合条件を模擬した供試体による１８０℃の一定加熱試験（７２０日）とサイクル加熱試験（サイクル数１８０回）の結果より、初期に強度低下は生じる
ものの、比較的短時間にほぼ収束し、基準強度を上回る水
準を今後も維持すると評価。
50

隙間設定金物

ｼｰﾙﾚｯｼﾞ

拡大図
金属ﾗｲﾆﾝｸﾞ

耐熱コンクリート

冷却コイル

2

圧縮強度（N/mm )4030

普通コンクリート

基準強度20.6N/mm2
20
180℃ サイクル加熱

100180℃ 一定加熱

30
〔10〕

90
〔30〕

180
〔60〕

270
〔90〕

360
〔120〕

540
〔180〕

加熱期間（日） 〔 〕内はサイクル

耐熱コンクリート供試体の圧縮強度の変化
当社又は他社等の秘密情報を含むため、複製、目的外使用並びに第三者に開示不可 関西電力株式会社

720

900

耐熱ｺﾝｸﾘｰﾄは、金属ﾗｲﾆﾝｸﾞが施されており、直接的な点検が難しいため、監視方法を検討した結果、定期的に実施しているキャビティシール据付時の隙間計測結果（ａ寸法）を用
いて耐熱コンクリートの変形を傾向監視する。

20⑥ 配管の減肉○社内指針「2次系配管肉厚の管理指針」に基づき，超音波による肉厚計測を実施。
管理指針は、「原子力設備２次系配管肉厚の管理指針（PWR）」（平成２年５月）をスタート点として、・保安院指示文書(NISA-163c-08-2)
・日本機械学会 加圧水型原子力発電所配管減肉管理に関する技術規格（JSME S NG1-2006）
等の内容を適宜取り込み、内容の充実を図ってきた。
○第21回定期検査（2005年度），第22回定期検査（2006年度～2007年度）及び23回定期検査（2007年度～2008年
度）で、主要点検部位及びその他の全ての管理対象箇所についての点検が完了

他社の運転経験情報や産業界大での研究成果等を取り込み、２次系配管肉厚の管理指針（社内規定）は、今後も継続的に改善

配管管理システム

データ計算

肉厚測定データの
自動読込み

余寿命計算
肉厚

データ取込み

結果の表示

余寿命

*

*

計算必要厚さ（Tsr）

点検データシート（点検結果整理票）
・肉厚データ・余寿命
・次回点検時期・ 寿命の５年前（10年前※）に次回点検時期を表示※高経年化プラントの場合*
運転時間

点検データに基づき，余寿命（年数）を自動計算

点検計画に基づく肉厚測定

・立体図面で点検箇所のビジュアル化
配管ルート図（スケルトン図）

当社又は他社等の秘密情報を含むため、複製、目的外使用並びに第三者に開示不可 関西電力株式会社

21

評価対象
一次冷却材管および一次冷却材ﾎﾟﾝﾌﾟｹｰｼﾝｸﾞ

健全性評価
運転開始後６０年時点までの疲労き裂進展
長さを考慮した評価用き裂を想定しても，材料の破壊抵抗値は，破壊力を十分上回ることから，配管は不安定破壊することはなく，健全性評価上問題とならない。

現状保全
定期的に溶接部の超音波探傷検査を実施している。ｹｰｼﾝｸﾞはVT-3（可視範囲）

Ｊａｐｐ，Ｊｍａｔ（ＫＪ／ｍ２）⑦ 熱時効
原子炉容器出口エルボ部の例（フェライト量 14.8％，応力 約124N/mm2）（破壊抵抗値）

き裂停止

き裂半長（ｍｍ）
評価用き裂半長［一次冷却材管］

総合評価
現時点の知見においては問題となる可能性はない。また，点検手法は適切である。

高経年化への対応
現状保全項目に追加すべきものはない。
当社又は他社等の秘密情報を含むため、複製、目的外使用並びに第三者に開示不可 関西電力株式会社（破壊力）：2相ステンレス鋼

原子炉容器出口エルボ部

dJ mat dJ app>dada
at J mat = J app

22⑧ 耐震安全性評価（概要一覧）
運転開始後６０年時点で想定される経年劣化を仮定し、耐震安全性評価を実施した
経年劣化事象評価結果（例）の概要

摩耗（制御棒ｸﾗｽﾀ案内管・被覆管）

現状保全で管理される範囲内での摩耗を想定して、地震時の制御棒挿入時間を算出
し、規定値を上回らないことを確認

摩耗（重機器支持構造物）

ヒンジ摺動部に摩耗を想定して、当該部位における地震時の発生応力を算出し、許容応力を上回らないことを確認

腐食（配管、熱交換器）

必要最小厚さまでの減肉を仮定して、当該部位における地震時の発生応力を算出し、許容応力を上回らないことを確認

腐食（基礎ボルト）

基礎ボルトのコンクリート直上部に腐食による断面減少を仮定して、地震時の発生応力を算出し、許容応力を上回らないことを確認

疲労割れ（配管、弁、炉心そう 等）

実過渡回数から算出した運転開始後６０年時点での運転による疲れ累積係数と、地震による疲れ累積係数の合計が１を上回らないことを確認

応力腐食割れ（配管、熱交換器 等）

保守的なき裂を想定して、当該部位における地震時の発生応力を算出し、き裂安定
限界応力を上回らないことを確認

高サイクル疲労割れ（配管、熱交換器 等）

保守的なき裂を想定して、当該部位における地震時の発生応力を算出し、き裂安定
限界応力を上回らないことを確認

照射誘起型応力腐食割れ(バッフルフォーマボルト）

保守的に、６段設置されているうちの２段目及び３段目のバッフルフォーマボルト全て（全ボルト本数の1/3に相当）に損傷を仮定して、評価上最も厳しいバッフルフォーマ
ボルトに生じる地震時の発生応力及び制御棒挿入時間を算出し、それぞれの許容値を上回らないことを確認

熱時効（１次冷却材管）

き裂を保守的に想定して、当該部位における地震時の破壊力を算出し、熱時効を考慮した材料の破壊抵抗値を上回らないことを確認

中性子照射脆化（原子炉容器胴部・支持構造物、
炉心そう）

保守的なき裂を想定して、地震時の当該部位における応力拡大係数が、中性子照射をうけた材料の破壊靱性値を上回らないことを確認

当社又は他社等の秘密情報を含むため、複製、目的外使用並びに第三者に開示不可 関西電力株式会社【評価条件に関する特記事項】●美浜１号機の新指針耐震バックチェックが完了していないことか
ら、評価用基準地震動は旧指針に基づき、Ｓ１２７０Ｇａｌ、Ｓ２４０５
Ｇａｌとした。
なお耐震バックチェック終了後、
新指針基準地震動Ｓｓによる再評価を実施予定
耐震バックチェック中間報告の評価対象である安全上特に重要な設備については、新指針基準地震動Ｓｓにより、経年劣化を仮定した耐震評価を行い、安全性を確認済み●配管減肉を想定した一部の耐震安全性評価については、第２４回定検でのサポート修繕等を反映した条件で実施

⑧ 耐震安全性評価（配管減肉の例）

23

配管減肉の起こり得る、エルボ、レジューサ、分岐、および弁下流部が、管理値厚さ（Ｔｓｒ：必要最小肉厚）まで、周軸方向に一様に減肉した状態を想定して、地震時に発生する応力を算出し、許容応力を上まわらな
いこと、または疲れ累積係数が許容値１を上まわらないことを確認した。
＜応力比評価＞
評価対象

方向
流れ

配管断面
元の配管厚さ応力比＊１

補助蒸気系統配管

０．１７

低温再熱蒸気系統配管

０．２６

第３抽気系統配管

０．７２

グランド蒸気系統配管

０．６３

復水系統配管

０．９３

抽気・ドレン系統配管

０．９３

主蒸気系統配管

０．９７

主給水系統配管０．６９＊１：応力比＝一次応力／許容応力
主給水系統配管は、（一次＋二次）応力／許容応力
主給水系統配管の許容応力：
クラス２の一次＋二次応力の許容応力ⅣＡＳの２Ｓｙ
主給水系統配管以外の許容応力：
発電用火力設備扱いとし，クラス３の一次応力の許容応力ⅢＡＳを準用しＳｙ

必要最小肉厚＜疲れ累積係数評価＞
減肉想定箇所
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評価対象

疲れ累積係数蒸気発生器ブローダウン系
統配管

０．０３６

４０年目の評価で追加する評価①経年劣化傾向の評価（30年目評価との比較例）

40年目の評価は30年目の評価から乖離するものではないことを確認＜低サイクル疲労の評価例＞
機器・設備

部

60年時点の予測値（許容値：1以下）位（（）内は環境疲労を考慮した値）

30年目評価40年目評価ｹｰｼﾝｸﾞ脚部

0.008（0.007未満）

0.084（0.046）

ｹｰｼﾝｸﾞ吐出ﾉｽﾞﾙ

0.008（0.007未満）

0.010（0.024）

１次冷却材ポンプ

相違の理由

疲労評価，環境疲労評価手法の変更
評価モデルの変更＜原子炉容器の中性子照射脆化の評価例＞
項 目

関連温度（℃）

上部棚吸収ｴﾈﾙｷﾞｰ（Ｊ）

部 位

60年時点の予測値
30年目

40年目

胴部（母材）

８５

８５（８２）

胴部（溶接金属）

１０５

１０１(９１)

胴部（熱影響部）

４０

４０（３５）

胴部（母材）

６７

６９（６９）

胴部（溶接金属）

７１

７４（７４）

胴部（熱影響部）

８４

８５（８５）

相違の理由

・第４回監視試験結果を反映
・JEAC4201-1991からJEAC4201-2004/2007に変更
・上部棚吸収エネルギーの評価式をRegulatory
Guide 1.99 Rev.2から国内USE予測式に変更

注：（ ）はJEAC4201-2007に基づく評価結果を参考として示す。
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24

①経年劣化傾向の評価（30年目評価後に発生したトラブル分析）
30年目の高経年化技術評価以降に美浜１号炉で発生した事故・トラブル等；３１件
・法令に基づく報告対象情報； ４件
・保全品質情報に係わるもの； ２７件

時間依存性がある事象； ９件①Ａ-1次冷却材ポンプシール水漏洩に伴う原子炉手動停止について（法令対象）②復水器清掃について③原子炉補助建屋内での海水漏洩について④復水器清掃について⑤原子炉冷態停止中における「中性子源領域中性子束高」警報発信について
原因分析結果
保守管理上の不備

事故・トラブル事象⑥原子炉格納容器送気ラインベローズの点検結果⑦主給水管の減肉について⑧２次系配管肉厚測定結果について⑨原子炉格納容器内Ｂループ室壁面からの僅かな水のにじみについて40年目の評価への対応①シールスプリングの取替基準が明確ではなく、長期的な傾向管理が困難な部位のため毎定検取り替える運用とし、定期取替品のため評価対象外とした。

①，⑦
異物等の要因②，④③海水系バタフライ弁の開度設定不良により、弁下流で発生したキャビテーションでライニングが損傷したため、運転マニュアルにキャビテーション発生防止を反映されているのを確認した。

運用管理上の不備③，⑤

技術規格の反映

知見がなく評価できな
かったもの⑦配管減肉管理において、必要厚さの評価に用いる技術基準の解釈に誤りがあり、人的過誤を防止するため管理指針に明記し、これに基づき減肉管理が行われているのを確認した。
海生物の異常発生により運転中に復水器の洗浄が必要となったものであり、厳密には経年劣化事
象ではない。

⑧⑥，⑨⑤定期検査中に格納容器内小型クレーン電源回路の電磁接触器接点より発生したノイズで中性子源領域中性子束高警報が発信したため、電磁接触器を定期取替品とし、炉外核計装装置の耐ノイズ性を向上した。
減肉管理対象外であったｽﾁｰﾑｺﾝﾊﾞｰﾀｰﾄﾞﾚﾝ配管を、新規格（JSME S NG1-2006)に則り肉厚測定を実施した際、必要厚さを下回っていた箇所をステンレス鋼配管に取り替えた。
外気の吸気の際、フィルタで取りきれない僅かな海塩粒子が下流の送排気管ベローズ内面に付着（⑥）及びプラント建設時に持ち込まれた海塩粒子がプール型容器のキャビティのコーナー部に付着（⑨）し、塩素型応力腐食割れが発生したため、「着目すべき経年劣化事象」として評価を実施。

40年目の高経年化技術評価では、事故･トラブルの再発防止対策が図られていることを確認
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25

４０年目の評価で追加する評価

26②保全実績の評価

課題例；主変圧器 コイルの絶縁低下
健全性評価・2006年12月に油中フルフラール成分測定を実施して
おり、フルフラール成分量の測定による方法で重合度を推定
・油中フルフラール成分の測定以降、絶縁紙のホットス
ポットの重合度が、三相外部短絡時に生じるコイル導体応力に耐える強度を維持するために必要な限界重合度360に達するまでの実運転時間は、約２７千時間と評価され、絶縁低下の可能性は否定できない
高経年化への対応

フルフラール成分量(mg／紙1g）

３０年目の評価で現状保全の継続により健全性を維持できるとした事象を、
過去１０年間の保全実績により評価した結果、５つの課題が抽出された。

1.0：1996年ﾃﾞｰﾀ：2006年ﾃﾞｰﾀ
0.1
0.02650

415

0.01

561

0.00967
0.001
100

200

400

フルフラール成分量と絶縁紙の重合度の関係[出典：メーカデータ]
重合度
Y1000
0

1996年ﾃﾞｰﾀ

Y

最新の測定ﾃﾞｰﾀに基づく技術評価にて取替計画を策定

限界点

415
360(限界重合度)

200

00

2006年ﾃﾞｰﾀ

561

600
C1

YC2
400

30年評価で現状保全の継続とした重合度測定を実施し、

0

10

20

20.6

30

31.1
34.7
27000時間

絶縁紙の重合度の回帰式
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1,000

重 合 度

800

・第２５回定期検査時に主変圧器の取替を実施する

600

40

経過
年数

４０年目の評価で追加する評価②保全実績の評価（ｲﾝｺﾈﾙ600合金に関する対応）

27【原子炉容器】
上蓋管台
第１８回定期検査（２００１年度）に６９０系ニッケル基合金に取替

予防保全
ウォータージェットピーニングを実施
第１９回定期検査（２００２年度）に炉内計装筒内面
第２２回定期検査（２００６年度～２００７年度）に出入口管台，安全注入管台，炉内計装筒管台の溶接部

超音波探傷検査
第１９回定期検査（２００２年度）にて安全注入管台
２／２箇所及び冷却材出入口管台４／４箇所

ベアメタル検査
第２０回定期検査（２００３年度）に冷却材出入口管台３／４箇所及び底部
管台３０／３０箇所
第２１回定期検査（２００５年度）に冷却材出入口管台１／４箇所
第２３回定期検査（２００７年度～２００８年度）に底部管台３０／３０箇所
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大飯３号機ＲＶ上蓋；2004.5
環境条件（温度低減）の改善で発生を抑制。しかし、バフ研磨がかけられていない溶接部にき裂が発生。管台母材部にはき裂は発生せず。

大飯３号機ＲＶ出口管台；2008.5
ＷＪＰで予防保全を図る。しかし、き裂が確認され切削後、肉盛補修を実施
炉内計装筒
米国サウステキサス１号機；2003

美浜２号機のＳＧ入口管台
ＳＧＲ時に狭開先加工で内面応力を低減。しかし、機械加工による
表面加工痕から亀裂が発生

４０年目の評価で追加する評価③長期保守管理方針の有効性評価

28

30年目に策定した長期保守管理方針（20件）①有効性が認められた方針；
１５件②有効ではあったものの、追加的措置が必要とみなされた方針； ５件
長期保守管理方針（30年目）の例

長期保守管理方針の有効性評価① 原子炉容器のニッケル基合金（600系ニッケル基合

原子力安全・保安院指示文書の発出前である第18回定期検査時（2001年度）に上蓋管台を690系ニッケル基合金に取り替えるとともに，第19回定期検査（2002年度）以降，安全注入管台，冷却材出入口管及び底部管台の超音波探傷検査，ベアメタル検査並びに予防保全としてのｳｫｰﾀｰｼﾞｪｯﾄﾋﾟｰﾆﾝｸﾞを計画的に実施することにより健全性が確認できていることから，長期保守管理
方針は有効であったと考える。

② 低圧ケーブルの絶縁体の絶縁低下については，実機

1998年度に実機環境確認を先行実施し，健全性評価（30年目）の妥当性を確認できた。
また，原子力安全・保安院指示文書に基づくCV内ケーブル布設環境の調査結果については，第24回定期検査時に温度メモリ及び線量計を回収し，評価に用いた設計平均温度及び放射線線量率に包絡されていることを確認できた。

金）の応力腐食割れについては，原子力安全・保安院
指示文書「加圧水型軽水炉の一次冷却材圧力バウン
ダリにおけるNi基合金使用部位に係る検査等について」（平成15年12月12日）又は「加圧水型軽水炉の一次冷却材バウンダリにおけるNi基合金使用部位に係る検査等について」（平成17年6月16日）に基づく超音波探傷検査及びベアメタル検査を実施する。
環境確認又は，これらを取り外す場合若しくは機器の取替が行われる場合に調査を実施する。
また，原子力安全・保安院指示文書「原子炉格納容器
内の安全機能を有するケーブルの布設環境等の調査
実施について」（平成19年10月30日）に基づくCV内環境調査を実施する。

当社又は他社等の秘密情報を含むため、複製、目的外使用並びに第三者に開示不可 関西電力株式会社

しかしながら，事故時雰囲気内で機能要求のある一部のケーブルについては，製造メーカの調査結果に基づき取り替えることを40年目の長期保守管理方針とした。

技術評価結果の概要（補正後）【格納容器循環ファンモータ※】【蒸気発生器】●固定子コイル等の絶縁低下の可能性●伝熱管のスケール付着の可能性は否定できないため、スは否定できないため、適切な時期にケール除去が必要な場合には実施計画を策定する。
モータの取替を実施する。（実施時期：（実施時期：中長期）
短期）※格納容器内の温度を調整するため、格納格納容器循環ファン
加圧器
容器内の空気を循環しているファンのモータ。
【炉内構造物】
蒸気発生器●制御棒クラスタ案内管（案内板）※１の摩耗が急激に進展する可能性は小さいが、原子炉容器
日本機械学会の維持規格等に基づき、必要な場合には目視検査を計画する。
水（実施時期：中長期）●バッフルフォーマボルトの照射誘起型
応力腐食割れ※２によりバッフル板の健全性に影響を与える可能性は小さいが、日本機械学会の維持規格に基づき、必
炉内構造物
要な場合には超音波探傷検査を計画する。 （実施時期：中長期）※１ 制御棒の挿入をガイドする管。
※２ 中性子線照射の影響で化学組成等が１次冷却材ポンプ
変化した材料に、環境要因、応力要因

29

審査結果を反映（見直し） ※下線部を追加。
【ポンプ等の基礎ボルト】●ボルトの大気接触部の全面腐食により支持機能が低下する可能性は小さ
いが、他社発電所を含めてボルトを取り外す機会を捉え、電力会社共通の調査を実施する。（実施時期：中長期）●ケミカルアンカ（樹脂で固定しているボルト）の劣化については、支持機能が低下する可能性は小さいが、他社発電所を含めてケミカルアンカを取り外す機会を捉え、電力会社共通の調査を実施する。 （実施時期：中長期）
蒸気【タービン発電機】●固定子コイル等の絶縁低下の可能性は否定できない
ため、適切な時期に固定子コイルの巻替を実施する。
（実施時期：短期）
タービン

主変圧器
発電機

復水器

が重なることで発生する応力腐食割れ。

放水路へ
１次冷却材管

審査結果を反映（追加）【原子炉容器支持部】●原子炉容器支持部のコンクリートは、
熱影響による変形が急激に発生する可能性は小さいが、変形を傾向監視する。 （実施時期：中長期）
ケーブル布設環境の調査結果を反映（見直し）【低圧・同軸ケーブル】●一部のケーブルでは、絶縁体等の絶縁低下により機器の健全性に影響を与える可能性は否定できないため、事故発生時に使用できることが求められているケーブルについて、製造メーカを特定する調査の結果に基づき、過去の長期健全性試験の対象と異なるメーカのケーブルを取り替える。（実施時期：短期）※以下参考：補正前の記載概要は下記のとおり。
○一部のケーブルでは、絶縁体等の絶縁低下により機器の健全性に影響を与える可能性は否定できないため、事故発生時に使用できることが求められているケーブルについて製造メーカの調査や布設環境の調査等を行い、その結果に基づきケーブルの取替を実施する。（実施時期：短期）

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循環水ポンプ

低圧給水ヒータ
審査結果を反映（見直し）
給水ポンプ【原子炉格納容器電線管貫通部】●ポッティング材（電線管貫通部の内部にある充てん材）及び外部リード（内部の機器との接続用ケーブル）は、長期健全性試験の結果から絶縁機能を維持できると判断するが、長期健全性試験の対象と異なる製造メーカのものについては、実機同等品による再評価を実施する。 （実施時期：中長期）※以下参考：補正前の記載概要は下記のとおり。
○外部リード（内部の機器との接続用ケーブル）の絶縁低下の可能性は否定できないため、実機の外部リードの再評
価または耐環境性向上策（気密化等）が必要な場合には、実施計画を策定する。 （実施時期：中長期）

冷却水（海水）【主変圧器】●コイルの絶縁低下の可能性は否定できないため、適切な時期に主変圧器の取替を行う。（実施時期：短期）

第２４回定期検査時の肉厚測定結果を反映（全削除）※以下参考：全削除した補正前の記載概要は下記のとおり。
【第１／２低圧給水ヒータ（Ａ号機）】○胴板の急激な腐食進行の可能性は小さいが、Ｂ号機の肉厚測定結果に基づき、減肉進行程度の監視が必要な場合には点検（または取替）を行う。 （実施時期：短期）

注１：下線部は国の審査結果等を踏まえて補正した部分を示す。
注２：青字は長期保守管理方針を示す。
注３：実施時期の「短期」は平成２２年１１月２８日から５年間，「中長期」は平成２２年１１月２８日から１０年間を示す。

30

高経年化技術評価結果と長期保守管理方針（１／２）○６０年間の運転期間を仮定しても、大部分の機器・構造物は、現在行っている保全活動（分解・点検・手入れ等）を継続していくことで、健全性を維持可能と評価○一部の機器については、実施すべき項目（点検・検査項目の追加、データの蓄積、知見の拡充、試験の実施等）を長期保守管理方針としてまとめた＜高経年化対策に基づく長期保守管理方針（１／２）＞
No.

保守管理の項目

実施時期※１1蒸気発生器の伝熱管のスケール付着については，伝熱性能の傾向監視結果に基づき，スケール除去の要否を判断し，要の場合には実施計画を策定する。

中長期

2

三重同軸型電気ペネトレーション及び代表機器と製造メーカが異なるピッグテイル型電気ペネトレーションのポッティング材及び外部リードの絶縁低下については，実機同等品による再評価を実施する。

中長期

3

炉内構造物の制御棒クラスタ案内管（案内板）の摩耗については，火力原子力発電技術協会「ＰＷＲ炉内構造物点検評価ガイドライン」及び日本機械学会「発電用原子力設備規格 維持規格 JSME S NA1-2008」に基づき，保全への適用の要否を判断し，要の場合には目視検査の実施計画を策定する。

中長期

4

炉内構造物のバッフルフォーマボルトの照射誘起型応力腐食割れについては，日本機械学会「発電用原子力設備規格 維持規格 JSME S NA1-2008」に基づく超音波探傷検査の実施の要否を判断し，要の場合には実施計画を策定する。

中長期

５

事故時雰囲気内で機能要求のあるＫＡケーブル，難燃ＰＨケーブル及び難燃三重同軸ケーブルの絶縁体及び内部シースの絶縁低下については，製造メーカの実機調査を行い，その調査結果に基づき，取替を実施する。

短期※１：実施時期における，短期とは平成２２年１１月２８日からの５年間，中長期とは平成２２年１１月２８日からの１０年間をいう。
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高経年化技術評価結果と長期保守管理方針（２／２）

31＜高経年化対策に基づく長期保守管理方針（２／２）＞
No.

保守管理の項目

実施時期※１6耐熱コンクリートの強度低下については，定期的に実施しているキャビティシール据付時の隙間計測結果を用いて，耐熱コンクリートの変形を傾向監視する。

中長期

7

格納容器循環ファンモータの固定子コイル及び口出線・接続部品の絶縁低下については，モータの取替を実
施する。

短期

8

スタッドボルト等＊の大気接触部の全面腐食については，美浜１号炉も含め原子力発電所共通として，基礎ボ
ルトを取り外す場合に調査を実施する。
＊：スタッドボルト
テーパボルト及びシールド（メカニカルアンカ）
アンカボルト（ケミカルアンカ）

中長期

9

ケミカルアンカの樹脂の劣化については，美浜１号炉も含め原子力発電所共通として，ケミカルアンカを取り外す場合に調査を実施する。

中長期

10

タービン発電機の固定子コイル及び固定子相リードの絶縁低下については，固定子コイルの巻替を実施する。

短期

11

主変圧器のコイルの絶縁低下については，主変圧器の取替を実施する。

短期※１：実施時期における，短期とは平成２２年１１月２８日からの５年間，中長期とは平成２２年１１月２８日からの１０年間をいう。

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技術開発課題について
高経年化技術評価書

32

高経年化対応における文書体系が成熟

６．３ 技術開発課題
高経年化対策のための技術情報基盤の整備のための産官学の有機的連携を行う総合調整の場である原子力安全基盤機構の技術情報調整委員会の場において，２００９年７月に高経年化対応技術戦略マップ2009が策定されている。高経年化対応技術戦略マップでは，高経年化技術評価によって抽出された技術開発課題も検討対象とされており，毎年実施されるローリングの中で整合を図ってこれらの技術開発課題を実施していく。
高経年化対応戦略マップ
安全基盤研究◆ケーブル劣化
国プロのデータから、環境条件を設定すれば評価が可能◆ＩＡＳＣＣ
国プロのデータから、応力履歴解析ができれば評価が可能◆照射脆化
国プロデータから、民間規格評価式の見直し要否を検討

技術情報基盤◆専門的知識の獲得技術の適用化研究
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高経年化対策実施ガイドライン
日本原子力学会標準；2008年度版

技術開発課題の取扱い
産官学が連携して戦略的，効果的に実施する安全研究の一部として，計画・実施されるものである。

美浜発電所 保安規定第120条
保全の有効性評価

以下の評価方法を活用して評価する
・点検および取替結果の評価
・劣化トレンドによる評価
・類似機器等のベンチマークによる評価
・研究成果等による評価

まとめ
一部の機器については、現状の保全に加えて実施すべき保全項目を抽出し、１１件の長期保守管理方針を策定
本技術評価を提出する以前に、健全性評価結果に基づき実施した補修はない
低サイクル疲労に係る１０年毎の再評価については、社内標準に基づき策定する実施計画書にて規定
技術開発については、高経年化対応技術戦略マップのローリングの中で整合を図りつつ実施していく

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33

34

補足説明図

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35

監視試験片の装荷位置

引張試験片

ドジメータ

シャルピー試験片

破壊靱性試験片カプセル
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36

原子炉容器の内部構造図

蓋用管台

上部炉心支持板
上部蓋，上部胴フランジ及びスタッドボルト

原子炉容器

制御棒クラスタ案内管

上部炉心板

バッフル板

フォーマ板

炉心そう

冷却材入口管台
冷却材出口管台

燃料集合体

炉心そう
バッフル板

下部炉心板

フォーマ板
下部胴・下部鏡接続部

炉心支持金物
炉内計装筒

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バッフルフォーマボルト構造図

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原子炉容器支持部の耐熱コンクリート
原子炉
容器

金属ライニング

冷却材ノズ
ル

サポートシュー

冷却コイル

フィラープレート
カーブドスチール
ラジアルスチールリブ

バルクヘッドプレート
基礎ボルト
普通コンクリート

原子炉容器支持部断面イメージ図

バルクヘッドプレート

耐熱コンクリート
耐熱コンクリート

冷却材ノズ
ル※冷却材ノズル周辺のコンクリートの表面に金属ライニングあり。

原子炉
容器

金属ﾗｲﾆﾝｸﾞ

普通コンクリート

冷却コイル

原子炉容器周辺イメージ図
当社又は他社等の秘密情報を含むため、複製、目的外使用並びに第三者に開示不可 関西電力株式会社

原子炉容器支持部３次元イメージ図