平成16年12月13日
原子力安全対策課(１ ６ − ９ ６ )＜11時記者発表＞

敦賀発電所２号機の第１４回定期検査開始について

このことについて、日本原子力発電株式会社から下記のとおり連絡を受けた。

記

敦賀発電所２号機（加圧水型軽水炉；定格電気出力１１６万kW）は、平成16年12月15日から約３カ月の予定で第１４回定期検査を実施する。
定期検査を実施する主な設備は次のとおりである。

(1) 原子炉本体(2) 原子炉冷却系統設備(3) 計測制御系統設備(4) 燃料設備(5) 放射線管理設備(6) 廃棄設備(7) 原子炉格納施設(8) 非常用予備発電装置(9) 蒸気タ−ビン設備

問い合わせ先(担当:宮川､小西)
内線2353・直通0776(20)0314

1

１．主要工事等(1) １次冷却材ポンプ供用期間中検査等（図−１参照）

１次冷却材ポンプの供用期間中検査として、４台あるポンプのうち、Ｂ、Ｄポンプについて分解点検を行い、主フランジボルト、締め付け部等の耐圧部や、インペラ等の内部部品について健全性を確認する。
またポンプ主軸については、主軸への熱影響に伴うポンプの振動防止の観点から、高温水の流入抑制を強化した改良型サーマルスリーブ付のものに取替えを行う。
改良型サーマルスリーブへの取替え：
４台のポンプについて、計画的に実施してきており、Ａ号機は第８回定期検査、Ｃ号機は第13回定期検査において、それぞれ取替えを行っている(2) 放射線管理用計測装置検出器取替工事（図−２参照）

エリアモニタ検出器（ＧＭ管検出器）25台を、保守性向上の観点から、部品調達が容易で現検出器と同等の性能を有する半導体検出器に取り替える。
(3) 化学体積制御系小口径配管他取替工事（図−３参照）

海外事例の予防保全対策として、化学体積制御系統等の配管他において、酸素型応力腐食割れの可能性が高いと考えられる部位を、耐食性に優れた材質のものに取り替える。
２．設備の保全対策(1) 加圧器管台等の応力腐食割れに係る点検（図−４参照）

前回定期検査において、6 0 0系ニッケル基合金を用いた加圧器逃がし弁用管台等の溶接部において応力腐食割れが確認された事象等に鑑み、今定期検査においては、溶接箇所に6 0 0系ニッケル基合金が使用されている原子炉容器冷却材出入口管台、蒸気発生器冷却材出入口管台、加圧器安全弁用管台等について、外観目視点検や超音波探傷検査を行い、健全性を確認する。
(2) 高サイクル熱疲労割れに係る点検（図−５参照）

国内ＰＷＲプラントにおいて、再生熱交換器の胴側出口配管部で、高温水と低温水の混合により発生する温度ゆらぎを主要因とする高サイクル熱疲労割れが発生した事例に鑑み、同様の熱疲労割れが発生する可能性のある余熱除去ポンプ入口ミニマムフローライン接続部などについて、超音波探傷検査を実施する。

2

(3) ２次系配管の点検等（図−６参照）①

美浜発電所３号機において２次系配管が減肉し破損した事故に鑑み、２次系配管については、当初計画していた235箇所および追加で計画した1,650箇所について超音波検査（肉厚測定）を行う。

②

過去の点検結果から減肉傾向の見られる部位について、計画的に炭素鋼製配管から耐食性に優れたステンレス鋼または低合金鋼製の配管に取り替える。

③

10月15日に配管減肉による漏えいが確認された、Ａ低圧給水加熱器
ドレンタンク常用水位制御弁下流側配管について、今定期検査で、当該部配管を切り出して詳細な原因調査を実施するとともに、配管の取替えを行う。また、類似するＢ、Ｃ系統の配管についても、減肉が確認されているため、取替えを行う。
Ａ低圧給水加熱器ドレンタンク常用水位制御弁下流側配管からの漏えい事象
定格熱出力一定運転中の平成16年10月15日、Ａ低圧給水加熱器ドレンタンク常用水位制御弁付近より２次系の水が滴下（約１滴／秒）していることを発見した。調査の結果、同制御弁下流側配管レジューサ部（直径が異なる配管を接続するための円錐台の継手）からのわずかな漏えいであることが確認された。
当該漏えい部、漏えい部周辺の配管曲がり部等と、ＢおよびＣ低圧給水加熱器ドレンタンク常用水位制御系統の同様部位について外観点検および肉厚測定を実施した結果、Ａ、Ｂ、Ｃ各系統のレジューサ部全体およびその下流の配管曲がり部（レジューサ側）に減肉が確認され、Ａ、Ｂ系統のレジューサ部では必要最小肉厚を下回っていた。
Ａ、Ｂ、Ｃ低圧給水加熱器ドレンタンク常用水位制御系統については、次回定期検査まで隔離し、定期検査において当該漏えい部配管を切り出して詳細な原因調査を実施するとともに、配管の取替えを行う。
［平成16年10月15日、18日記者発表済］

３．蒸気発生器伝熱管の検査等（図−７参照）

４台ある蒸気発生器の伝熱管全数 (既施栓管を除く13,524本) について、健全性を確認するため渦流探傷検査（ＥＣＴ）を実施する。有意な信号が確認された伝熱管については、伝熱管補修工事により施栓する。
なお、今定期検査より、検出性を向上させたマルチコイル型 (インテリジェント) ＥＣＴ検出装置を導入する。
また、蒸気発生器伝熱管内面の応力腐食割れに対する予防保全対策として、引張り残留応力の低減を図るため、高温側管板拡管部の伝熱管内面にショットピーニング *1を実施する。
*1：ショットピーニング金属材料表面に金属微粒子を打ちつけることにより、材料表面を塑性変形させ、残留引張り応力を圧縮応力に変える。今回、蒸気発生器伝熱管の高温側管板拡管部について、金属微粒子供給装置から連続的に供給される直径約0.2㎜のインコネル微粒子を、伝熱管に挿入された先端ノズルから伝熱管内面に打ちつける。

４．燃料取替計画
燃料集合体全数1 9 3体のうち、81体（うち76体は新燃料集合体）を取替える予定である。

3

５．運転再開予定
原子炉起動・臨界：発電再開（調整運転開始）：
定期検査終了（営業運転再開）：

4

平成17年２月下旬
平成17年２月下旬
平成17年３月下旬

図−１

１次冷却材ポンプ点検工事
概要

４台ある１次冷却材ポンプのうち２台（Ｂ、Ｄ号機）について、供用期間中検査として主フランジボルト、締め付け部等耐圧部の健全性を確認するとともに、羽根車等の内部部品について分解点検を行う。また、これにあわせて、ポンプの主軸については、ポンプ昇温、降温時の主軸への熱影響に伴うポンプの振動防止の観点から、高温水の流入抑制を強化した改良型サーマルスリーブ付きのものに取り替える。
※ サーマルスリーブ：主軸への熱影響を緩和するために取付けられているもの。

Ｂ １次冷却材ポンプ

Ｃ １次冷却材ポンプ

点検対象
Ｃ 蒸気発生器

Ｂ 蒸気発生器

モータ軸加圧器

原子炉容器

Ｄ 蒸気発生器Ａ 蒸気発生器

主フランジ

主軸

Ａ １次冷却材ポンプ

Ｄ １次冷却材ポンプ

点検対象
１次冷却材出口

サーマルスリーブ
ケーシング

羽根車
１次冷却材入口

サーマルスリーブの改良点
振動対策工事として、主軸とサーマルスリーブとの間への高温水の流れを防ぐために以下①、②を実施します。
①焼きばめの位置を変更し、羽根車キーにかからないようにするとともに、焼きばめを追加します。
②主軸とサーマルスリーブとの隙間を変更します。（約０．４ｍｍ → 約０．２ｍｍ）

現

取状

替

後

サーマルスリーブ②隙間変更

低温水(封水)

低温水(封水)羽根車キー

高温水（1 次冷却材）①焼きばめ（追加）

焼きばめ

案内羽根

①焼きばめ
（位置変更）

主軸

主軸5

図−２

エリアモニタ取替工事
概要

保守性向上の観点より、エリアモニタ検出器２５箇所を、ＧＭ管式から、部品調達が容易で現検出器性能と同等性能を有する半導体式に取り替える。
また、監視盤についてもあわせて取り替える。

取替対象概要図

中央制御室
放射線監視盤

検出器取替：２５箇所［ＧＭ管式→半導体式］

現場
放射線検出器

監視盤取替

取 替 前

取 替 後

ＧＭ管式

半導体式
放射線（検出原理）

＋

電離

［ＧＭ管］

−

パルス信号
放射線監視盤へ（検出原理）

放射線（ｐ型）

（ｎ型）

＋

高電圧

電離

−

パルス信号
放射線監視盤へ［半導体型検出器］

ネオンガス封入電源
半導体検出器は、ダイオード（半導体）に逆電圧を印可したものと同様である。
放射線が半導体に入射されると、放射線のエネルギーにて半導体内の電子が飛び出し（電離する）、電流が流れることによって、電気信号（パルス信号）となり外部（放射線監視盤）へ信号を発信する。

ＧＭ管には電離ガス（ネオンガス）が封入されており、中心電極に高電圧を印可している。
放射線がＧＭ管に入射されると、放射線のエネルギーによりガスが電離し、電子と正イオンに分離され、電流が流れることによって、電気信号（パルス信号）となり外部（放射線監視盤）へ信号を発信する。

6

図−３

化学体積制御系小口径配管取替工事
概要

海外事例の予防策として、原子炉冷却系統設備のうち、酸素型応力腐食割れ※の可能性が高いと考えられる化学体積制御系の配管等について、ＳＵＳ３０４から耐食性に優れたＳＵＳ３１６に取り替える。
※酸素型応力腐食割れ：溶接等の熱影響により鋭敏化（耐食性が低下）した配管に、高温、高溶存酸素濃度の水質条件下で割れが発生する事象。

蒸気発生器
１次冷却材系
１次冷却材ポンプ
原子炉

再生熱交換器Ｖ ※Ｖ ※化学体積制御系

余熱除去冷却器

加圧器逃しタンクＶ ※※Ｖ ※ Ｖ ※ Ｖ ※D脱塩塔※

非再生熱交換器
ほう素熱再生熱交換器

体積制御タンク

充てんポンプ
ＶD：取替対象配管
配管材質変更［SUS304→SUS316］：ベント弁（空気抜き弁）※：ドレン弁（排水弁）

7：取替対象弁
弁材質変更［SUS304→SUS316］

図−４

加 圧 器 等 管 台 部 点 検概要

前回定期検査時に発生した加圧器逃がし弁用管台部等のひび割れに鑑み、加圧器安全弁管台部（Ｃ）とＣ蒸気発生器出口管台について超音波探傷検査を実施する。
また、原子炉容器および蒸気発生器管台部等の外観目視（漏えいの有無）検査を実施する。

加圧器頂部概略図
安全弁用管台(Ａ)

安全弁管台（Ｃ）の検査概要
安全弁用管台(Ｂ)600 系ニッケル基合金溶接部

安全弁用管台（Ｃ）

超音波探傷範囲

スプレイ用管台
逃がし弁用管台
バタリング部（材質：インコネル６００系）

低合金鋼

管台の溶接
蒸気発生器出入口管台の検査概要
超音波探傷範囲（Ｃ蒸気発生器）

低合金鋼

バタリング部（材質：インコネル６００系）

600 系ニッケル基
合金溶接部

：目視検査

原子炉容器蓋用管台の検査概要

炉内計装筒管台の検査概要

原子炉容器出入口管台の検査概要
低合金鋼

600 系ニッケル基
合金溶接部

600 系ニッケル基
合金溶接部

バタリング部（材質：インコネル６００系）

600 系ニッケル基合金溶接部

8

図−５

高 温 低 温 水 混 合 部 点 検
概要国内プラントにおいて、化学体積制御系再生熱交換器の胴側出口配管部で高温水と低温水の混合により発生する温度ゆらぎを主要因とする高サイクル熱疲労割れが発生した事例に鑑み、同様の熱疲労割れが発生する可能性のある箇所（余熱除去冷却器バイパスライン合流部、余熱除去ポンプミニフローライン合流部、抽出ライン低圧抽出配管合流部）の超音波探傷検査を実施する。
点検概要系統図（余熱除去系、化学体積制御系）
１次冷却材ポンプ

再生熱交換器

蒸気発生器
原子炉

１次冷却材配管よりＢ系へ

抽出ライン低圧抽出配管合流部

ミニフローライン
補機冷却水Ａ余熱除去ポンプ

非再生熱交換器

Ａ余熱除去冷却器：超音波探傷検査箇所
余熱除去冷却器バイパス弁

余熱除去冷却器
バイパスライン合流部

配管点検範囲（例）

余熱除去ポンプ
ミニフローライン合流部（低温）
流れ点検箇所

点検箇所（合流点上流側）（合流点下流側）：高低温の内部流体が合流することによる温度ゆらぎが生じ、熱疲労による割れが発生する可能性のある場所。
なお、高温と低温の流量に差がある場合、合流点の上流側へ逆流する可能性もあることから、合流点下流側だけでなく、上流側についても点検を実施する。

（高温）
流れ

流れ溶接部

溶接部

9

温度ゆらぎ ：高温水と低温水が混合する境界面等において、局部的に温度が変動する現象

２ 次 系 配 管 点 検 等
概図−６（１／２）

要ａ）２次系配管点検
国内プラントで発生した２次系配管破損事故に鑑み、当初計画の肉厚測定箇所２３５箇所に加え、１６５０箇所について肉厚測定を実施します。
ｂ）給水、復水配管取替工事
給水配管及び復水配管でエロージョン・コロージョン※による減肉傾向が見られる部分について、計画的に炭素鋼製配管を耐食性に優れたステンレス鋼または低合金鋼製配管に取替えます。
※エロージョン・コロージョン：乱流を伴う高速の流れの中で、金属が機械的な減耗作用と化学的な腐食との相互作用によって浸食を受けること。
系

２ 次 系 概 略 系 統 図・ 復水系統・給水系統
・ 主蒸気系統
・抽気系統・ドレン系統・そ の 他

蒸気発生器
スチームコンバータへ
高圧タービン

統 名

低圧タービン

主復水器

湿分分離加熱器

湿分分離加熱器
ドレンタンク

ＳＧブロー

＊

湿分分離器
ドレンタンク

グランド蒸気復水器

湿分分離器
ドレンポンプ③④復水ポンプ

復水処理装置②

高圧第６給水加熱器

給水ポンプ
復水ブースタポンプ①給水ブースタポンプ

低圧第４給水加熱器

低圧第３給水加熱器

低圧第２給水加熱器

低圧第１給水加熱器

脱気器
脱気器タンク

次頁参照

低圧給水加熱器ドレンポンプａ）２次系配管点検
点検対象（肉厚管理実施）部位数
総 数点検済
点検未実施

点検区分
主要点検系統その他の系統注１

合計

2052
28774929

2033
16483681

追加点検箇所数注２

当初計画点検箇所数
点検未実施部位

点検済部位

点検未実施部位

点検済部位

194417200950

400300191229
1248

235

1650

注１：敦賀２号機低圧給水加熱器ドレンタンク常用水位制御弁下流側配管からの漏えい事象の水平展開箇所を反映した部位を含む。
注２：現在の点検計画に加え、必要と判断される箇所については、追加して点検を行う場合がある。

ｂ）給水、復水配管取替工事

No．

配 管 部 位長 さ①

脱気器入口復水配管

約 10ｍ

炭素鋼→低合金鋼②

給水ポンプ出口配管

Ａ系：約 25ｍ、Ｂ系：約 25ｍ

炭素鋼→ステンレス鋼③

高圧第６給水加熱器入口

Ａ系：約 20ｍ、Ｂ系：約 10ｍ

炭素鋼→低合金鋼④

高圧第６給水加熱器出口弁下流

約 16ｍ

炭素鋼→低合金鋼＊

高圧第６給水加熱器出口材第 12、13 回定検にて取替済み

10質

図−６（２／２）
低圧給水加熱器ドレンタンク常用水位制御弁下流側配管取替工事
概要

運転中に発生したＡ低圧給水加熱器ドレンタンク常用水位制御弁下流側配管からの漏えい事象に鑑み、配管を切断し原因調査を実施するとともに、当該系統に加え、Ｂ、Ｃ系統について水位制御弁下流側の配管を炭素鋼製から耐食性に優れたステンレス鋼製に取り替える。

脱気器へ

Ａ低圧第２

Ａ低圧第１給水加熱器

給水加熱器

復水器より

Ａ低圧給水加熱器
ドレンタンク

取替範囲

復水器へ

漏えい箇所
Ａ低圧給水加熱器ドレンタンク
非常用水位制御弁

Ａ低圧給水加熱器ドレンタンク
常用水位制御弁Ａ低圧給水加熱器ドレンポンプ

配管取替、材質変更［炭素鋼→ＳＵＳ３０４］
肉厚測定結果漏えい箇所（長さ約１mm、幅約０.１mm）
低圧給水加熱器
ドレンポンプ出口弁

常用水位制御弁（通常 50％開）

復水配管

低圧給水加熱器
ドレンポンプより

レジューサ［必要最小厚さ］
制御弁側：３．８㎜配 管 側：４．３㎜［測定最小厚さ］

制御弁側

配管側

Ａ系統

２.７mm

３.０mm

Ｂ系統

３.０㎜

３.５㎜

Ｃ系統

３.８㎜

４.５㎜

11図−７蒸気発生器伝熱管渦流探傷検査等
概要

４基ある蒸気発生器の伝熱管全数について、従来の検査より欠陥の検出性を向上させた渦流探傷検査（インテリジェントＥＣＴ）※１を実施する。なお、有意な信号指示が認められた伝熱管については伝熱管補修工事により施栓する。
また、国内プラントの実績で伝熱管管板拡管部に応力腐食割れの発生が見られているため、予防保全の観点から残留応力抑制対策（ショットピーニング※２）を実施する。
※ １インテリジェントＥＣＴ：従来の渦流探傷検査に使用してきた装置と同等の検査速度で，欠陥の検出性を一層向上させた探傷検査装置。伝熱管全周を２４組のコイルで分割して検査しており，伝熱管の傷による渦電流の変化を各コイル毎に捉えることができ，従来の装置と比べ，局所的な傷に対する検出精度が優れている。
※２ショットピーニング：金属材料表面にビーズ（金属微粒子）を打ちつけることで、材料表面の残留引張り応力を圧縮応力に変えること。

インテリジェントＥＣＴ

検査・工事箇所［蒸気発生器］

１２組×２段の検出コイルが伝熱管全周をカバー

A
B
CD

伝熱管

傷によって変化する

3,381
3,382
3,379
3,382

＜伝熱管本数＞渦電流をコイル（局所）１２組１２組で検出する（１組２個）

従来型ＥＣＴ
約 21m

渦電流

伝熱管

１組２個の検出コイルが伝熱管全周をカバー
伝熱管

約 18mmφ

励磁コイル

管板部

傷による渦 電流の 全周の変化を検出する（１組２個）コイルの差を検出

約 10mm検出コイル

励磁・検出コイル（励磁と検出を兼ねる）

渦電流

管板部工事（ショットピーニング）概要図

きわめて微小なビーズ（金属微粒子）を打ち付けて残留応力を低減する

ノズルの移動は、案内装置（ロボット）にて行う。
ビーズ：直径約 0.2mm の金属微粒子（インコネル TT600 系）
打 込 み 終 わっ た ビー ズ
は回収装置に戻される

12

＜参考資料＞

敦賀発電所２号機 第１４回定期検査の作業工程

平成１６年１２月１５日から約３ヶ月の予定であり、以下の作業工程にて実施する。
平成１６年１２月

平成１７年１月

平成１７年２月

発電機解列(12/15予定)

平成１７年３月

調整運転開始(2月下旬予定)

総合負荷性能検査（3月下旬予定）

主１次冷却材
系統降温

燃料装荷

要

格納容器
漏えい率検査

１次冷却材系統
漏えい検査

１次系設備点検
原子炉圧力容器開放工
原子炉圧力容器復旧

燃料取出

２次系配管点検（肉厚測定）

程
年
末
・年
始

起動試験

調整運転

並列準備≪参考資料≫
敦賀発電所２号機第１４回定期検査準備作業に係る安全確保について
国内プラントの２次系配管破損事故を踏まえて、敦賀発電所においては、配管肉厚管理等の確認を行い、点検すべき部位に漏れのないことを確認し、原子力安全・保安院に報告致しました。
しかしながら、今回発生した敦賀発電所２号機のＡ低圧給水加熱器ドレンタンク常用水位制御弁下流側配管からの漏えい事象に鑑み、作業者の安全確保を第一に以下のとおり定検準備作業に取組んでおります。
１．準備作業の状況（１）敦賀発電所２号機については、配管の肉厚管理等の確認を実施し、点検すべき部位に漏れのないことを確認していることから、タービン建屋の中での安全は確保されていると考えるが、今回の事象に鑑み、タービン建屋全域、主蒸気配管室内における事前のエリア養生や足場組み等の定期検査準備作業については発電所停止後（発電機解列後）に行います。
（２）なお、タービン建屋以外の準備作業については、原子炉建屋及び原子炉補助建屋における蒸気発生器点検関係準備、燃料取扱建屋における一次冷却材ポンプ点検準備等を一部 11 月上旬より開始しているが、いずれのエリアについても近傍に高温高圧の蒸気等の配管はありません。
２．協力会社、当社員への安全作業周知徹底等（１）運転員による通常の巡視点検や、運転管理上必要な水質測定等の作業並びに消火設備の点検作業等については、作業環境を十分確認し、現場の安全確保を大前提に実施しています。
（２）今回の事象に鑑み、類似の制御弁の一部に係るエリアについて立入禁止処置を施しているが、いずれのエリアにおいても運転中にタービン建屋内に立ち入る場合は、異音、異臭等の環境の変化に対して十分注意し、万一の場合の避難経路確認、責任者への連絡等の徹底をしています。
（３）当社の肉厚管理状況等について、当社が協力会社との労働安全衛生部会等において再度説明し、また今定検にて実施した肉厚測定測定結果についても説明を行います。
（４）作業の開始前には当社社員が異音、異臭等の作業環境の変化のないことを十分注意して確認し、現場の作業前ミーティング等にて周辺の作業環境（機器、配管等）の安全性が確保されていることの説明を実施します。
３．作業人員の把握（１）元請各社は、日々の建屋毎の立入者数管理を実施するとともに、万一災害が発生した場合、当社が建屋毎の立入者数の把握ができるような体制としています。
（２）当社が管理区域内等立入者数を１日３回確認し、事務所、出入管理所に掲示しています。
以 上

＜参考資料＞
敦賀発電所２号機の第１４回定期検査に関する補足説明資料

・出力降下開始：

12月14日（６時頃 ）

・発電停止

：

12月15日（０時頃 ）・原子炉停止：12月15日 (３時頃 ）