平成17年２月22日
原子力安全対策課(１６－１１９)＜11時記者発表＞

敦賀発電所２号機の原子炉起動と調整運転の開始について（第１４回定期検査）

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１１６．０万kW）は、
平成16年12月15日から第１４回定期検査を実施していたが、平成17年２月23日に原子炉を起動し、翌24日に臨界となる予定である。
その後は諸試験を実施し、２月下旬（２月25日頃 ※１ ）に定期検査の最終段階である調整運転を開始し、３月下旬には経済産業省の最終検査を受けて営業運転を再開する予定である。
※１）調整運転開始前、タービンの回転数を上昇させた際、振動が大きい場合は、タービンの車軸におもりを取り付け、振動が小さくなるように調整する作業（タービンバランシング作業）を行う必要があることから、調整運転
開始日が前後する可能性がある。

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した。
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 ※２ のものに取り替えを行った。
※２）改良型サーマルスリーブへの取り替え：
４台のポンプについて、計画的に取り替えを実施してきており、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、それぞれ取り替えを行っている。

(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た。

1

(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た。
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を踏
まえ、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、異常のないことを確認した。
(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を踏まえ、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し、異常のないことを確認した。
(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を踏
まえ、２次系配管については当初から点検を計画していた2 3 5箇所および追加で点検を計画した1 , 6 5 0箇所、更に、定期検査中に現場の作業性を考慮して追加点検することとした部位等4 0 4箇所の、合計
2 , 2 8 9 箇所について超音波検査（肉厚測定）を行った。
その結果、主給水ポンプウォーミング配管において、必要最小肉厚と同じ厚さとなっている部位が１箇所確認されたことから、当該部の配管を炭素鋼からステンレス鋼に取り替えた。
なお、この１箇所を除くその他の配管については、全て、必要最小肉厚を満足しており、余寿命を評価した結果、次回定期検査までに必
要最小肉厚を下回ると評価された部位はなかった。

②

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

③

10月15日に配管の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 ※３ について、今定期検査にお2

いて当該部配管を切り出して詳細な原因調査を実施した。配管内面観
察の結果、水位制御弁とレジューサとの溶接線下流側近傍で貫通箇所（長さ約２mm、幅約0.5mm）が認められ、配管内面全体にエロージョン・コロージョン特有の鱗片状模様が見られた。また、配管の詳細な肉厚測定の結果、配管内面全体に減肉が認められ、溶接線下流側近傍での減肉が顕著であることが分かった。
これらのことから漏えいの原因は、水位制御弁下流域での流れの乱れにより、配管内面が減肉したことによるものと推定された。また、類似するＢ、Ｃ系統の配管についても調査した結果、同様の減肉が確認された。
対策として、当該配管および類似するＢ、Ｃ系統の配管を、炭素鋼からステンレス鋼に取り替えた。
［平成17年２月18日 福井県原子力安全専門委員会に報告済］※３）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、配管の取替えを行こととしていた。
［平成16年10月15日、18日 記者発表済］④

タービンクロスアンダー管 ※４ の内面目視点検により、減肉が進んでいる箇所が確認されたため、肉厚測定を実施した。その結果、今回定期検査中に配管の取り替えが必要となる箇所はなかったが、３箇所については余寿命が短いことから、配管内面の肉盛溶接補修を行った。
※４）タービンクロスアンダー管は、２次系配管の肉厚管理指針対象外であるが、従来よりタービンの開放点検にあわせて内面の目視点検を実施し、減肉の認められた箇所については、内面から肉厚測定を実施している。

［平成17年２月18日

福井県原子力安全専門委員会に報告済］

３．蒸気発生器伝熱管の渦流探傷検査結果等（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、検出精度および深さ測定精度を向上させたマルチコイル型 (インテリジェント) 渦流探傷検査（ＥＣＴ）を行った結果、4 7 5本の伝熱管のＵ字管部において、判定基準（20％）をわずかに超える有意な信号指示が認められた。
有意な信号指示は、伝熱管外表面の減肉指示であり、平成２年まで旧
振止め金具が取り付けられていた位置に確認された。また、当該部位について、従来方式のＥＣＴによる検査を行い、過去の検査結果と比較し3たところ、減肉は進展していないことを確認した。
これらのことから、これまで実施していた通常ＥＣＴでは判定基準内としていたものが、マルチコイル型ＥＣＴでは、判定基準をわずかに超える有意な信号指示として検出されたものと推定された。
対策として、信号指示が認められた伝熱管に閉止栓 (機械式栓) を施工し、使用しないこととした。
［平成17年１月18日 記者発表済］
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 ※５ を実施した。
※５）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．燃料集合体の取替え
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）を取り替えた。
燃料集合体の外観検査（８体）を実施した結果、異常は認められなかった。

５．次回定期検査の予定
平成18年

春頃

問い合わせ先 (担当:宮 川)
内線2353・直通0776(20)0314

4

図－１

１次冷却材ポンプ供用期間中検査等
概要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した。
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※付のものに取り替えを行った。
※ サーマルスリーブ：主軸への熱影響を緩和するために取り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を実施した。
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、焼きばめを追加した。
②主軸とサーマルスリーブとの隙間を変更した。（約０．４ｍｍ → 約０．２ｍｍ）

取

替

取

前

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)
焼きばめ

案内羽根

羽根車キー

高温水
（1 次冷却材）

①焼きばめ
（追加）

①焼きばめ
（位置変更）

主軸

主軸

図－２

放射線管理用計測装置検出器取替工事
概

要

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た。
また、エリアモニタの監視盤についても取り替えた。

取替対象概要図

中央制御室
放射線監視盤

検出器取替：２５台［ＧＭ管式→半導体式］

現場
放射線検出器

監視盤取替

取 替 前
ＧＭ管式

半導体式
放射線

（検出原理）

＋

電離

［ＧＭ管］

取 替 後

－

パルス信号
放射線監視盤へ
高電圧（検出原理）

放射線

（ｐ型）

（ｎ型）

＋

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
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。

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。

図－３

化学体積制御系小口径配管他取替工事
概要

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た。（ＳＵＳ３０４⇒ＳＵＳ３１６）※ 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Ｖ
D：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）※：取替対象弁
弁材質変更［SUS304→SUS316］

図－４

加圧器管台等の応力腐食割れに係る点検
概要前回定期検査において、600 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を踏まえ、今定期検査においては、溶接箇所に 600 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、異常のないことを確認した。

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

加圧器
蒸気発生器

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

原子炉容器

：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

図－５

高サイクル熱疲労割れに係る点検
概要

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を踏まえ、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し、異常のないことを確認した。

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
バイパスライン合流部

配管点検範囲（例）

余熱除去冷却器バイパス弁

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した。

（高温）
流れ

流れ

溶接部

溶接部

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

図－６（１/３）

２次系配管の点検等
概 要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を踏まえ、２次系配管については、当初から計画していた 235 箇所および追加で点検を計画した 1,650 箇所、更に定期検査中に現場の作業性を考慮して追加点検することとした部位等 404 箇所の、合計 2,289 箇所について超音波検査（肉厚測定）を行った。
その結果、主給水ポンプウォーミング配管において、必要最小肉厚と同じ厚さとなっている部位が１箇所確認されたことから、当該部の配管を炭素鋼からステンレス鋼に取り替えた。
なお、この１箇所を除くその他の配管については、全て、必要最小肉厚を満足しており、余寿命を評価した結果、次回定期検査までに必要最小肉厚を下回ると評価された部位はなかった。
② 過去の点検結果から減肉傾向の見られる部位の配管について、計画的に炭素鋼から耐食性に優れたステンレス鋼または低合金鋼に取り替えた。

２ 次 系 概 略 系 統 図

系

蒸気発生器
スチームコンバータへ
高圧タービン

低圧タービン統

名・ 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

主復水器

湿分分離加熱器

復水ポンプ〔肉盛補修箇所〕
タービンクロスアンダー管 ３箇所
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
湿分分離器
ドレンポンプ③④

グランド蒸気
復水器

復水処理
装置

②

高圧第６
給水加熱器

給水ポンプ

⑥

①

給水ブースタポンプ〔減肉箇所〕
主給水ポンプウォーミング配管
１箇所
部位：エルボ下流側配管
口径：５０Ａ
公称厚さ：５.５ｍｍ
必要厚さ：３.７ｍｍ
測定厚さ：３.７ｍｍ

復水ブースタポンプ
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

次頁参照

⑤

脱気器タンク

低圧給水加熱器ドレンポンプａ）２次系配管点検
点検区分
主要点検系統その他の系統注１
合 計

点検対象（肉厚管理実施）
部位数
総 数

点検済

２,０５２

２,０３３

点検
未実施
１９

当初計画点検箇所数
点検
未実施部位

１９

点検済
部位
１７２

追加点検箇所数
点検
未実施部位

０

点検済
部位
４００

更に追加した
点検箇所数
点検済
点検
未実施部位
部位
２０５
４注２

定検中
点検箇所数
８００

２,８７７
１,６４８
１,２２９
４４
０
９５０
３００
１７０
２５
１,４８９
４,９２９
３,６８１
１,２４８
２３５
１,６５０
４０４
２,２８９
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：第１４回定期検査時に実施した配管の取替に伴い、新たに測定部位を設けた箇所。

ｂ）給水、復水配管取替工事
No.

配 管 部 位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⑤注

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

Ａ､Ｂ､Ｃ系 各約２ｍ

炭素鋼→ステンレス鋼⑥注

主給水ポンプウォーミング配管

約４ｍ

炭素鋼→ステンレス鋼

注 ⑤：定検前のトラブル反映、⑥：今回の測定結果の反映

長

さ

材

質

図－６（２/３）
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等
概要

平成１６年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、Ａ系統の当該部配管を切断し詳細調査を行った結果、水位制御弁
下流配管内部の流れの乱れにより配管内面が減肉したことが漏えいの原因であると推定された。対策として、当該配管および、類似のＢ、Ｃ系統の配管について炭素鋼から耐食性に優れたステンレス鋼に取り替えた。

前頁概略系統図参照
Ａ 低圧第１
給水加熱器

Ａ 低圧第２
給水加熱器

脱気器へ

復水器より

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

Ａ低圧給水
加 熱 器
ドレンタンク

常用水位制御弁（通常 50％開）

復水配管へ

取替範囲
低圧給水加熱器
ドレンポンプより

復水器へ

レジューサ

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［必要最小厚さ］
制御弁側：３．８㎜
配 管 側：４．３㎜

配管取替、材質変更［炭素鋼→ステンレス鋼］

工場での内面観察結果（レジューサ部）［測定最小厚さ］ 制御弁側
Ａ系統
Ｂ系統
Ｃ系統

２.７mm
３.０㎜
３.８㎜

系統隔離後、漏えい部より吸い込んだ空気溜りによる円形変色模様

溶接部
溶接部
90°

0°

270°
10mm

10mm

約 0．5mm
約 2mm
漏えい部

1mm

1mm

配管側
３.０mm
３.５㎜
４.５㎜

1mm

・レジューサからエルボにかけて、内面にエロージョン・コロージョン
特有の鱗片状模様が認められた。この鱗片状模様は、Ａ水位制
御弁とレジューサとの溶接線の下流域で顕著であった。
・Ａ系の溶接線直下流の減肉域（約３５０°方向）に漏えい部（約２×０．５ｍｍ）が認められた。
・レジューサからエルボの途中まで茶褐色付着物（ヘマタイト）が認められた。その他の領域は、黒色付着物（マグネタイト）で覆われていた。なお、茶褐色付着物（ヘマタイト）が認められた領域はエロージョン・コロージョンによる減肉が顕著であった。

図－６（３/３）

タービンクロスアンダー管の点検・補修
概要タービンクロスアンダー管の内面目視点検により、減肉が進んでいる箇所が確認されたため、肉厚測定を実施した。その結果、今回定期検査中に配管の取替えが必要となる箇所はなかったが、３箇所については余寿命が短いことから、配管内面の肉盛溶接補修を行った。
※タービンクロスアンダー管は、２次系配管肉厚の管理指針対象外であるが、従来よりタービンの開放点検にあわせて内面の目視点検を実施し、減肉の認められた箇所については、内面から肉厚測定を実施している。

タービンクロスアンダー管鳥瞰図／肉盛補修溶接箇所
ＲＨ－７０

ＲＨ－６１

ＲＨ－４６

肉盛補修溶接概要図

余寿命評価が３年以下の箇所（×10 mm/hr）

余寿命
（年）

肉盛補修溶接後
の最小厚さ
（ｍｍ）

１２．４

０．４２

２．５

１３．３

７．８６

９．０

０．５２

２．４

１０．２

１１．４７

１２．０

０．４５

１．３

１３．２

部 位

管内径
（ｍｍ）

公称厚さ
（ｍｍ）

必要厚さ
（ｍｍ）

最小厚さ
（ｍｍ）

ＲＨ－４６

１０３０．８

１８

１１．４７

ＲＨ－６１

９３３．２

１６

ＲＨ－７０

１０３０．８

１８

減肉率
－4

図－７

蒸気発生器伝熱管の渦流探傷検査結果等
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を実施した結果、475 本の伝熱管に判定基準を超える有意な信号指示が認められたことから、閉止栓（機械式栓）を施工し、使用しないこととした。
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）を実施した。
※ 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
C
D

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

残留応力抑制対策（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

＜参考＞
定期検査中に発生した軽微な事象
１．中性子源領域モニタ１チャンネル動作不能（参考図１参照）
原子炉停止操作中の12月15日２時12分、原子炉停止直前の低出力状態において原子炉出力を監視するモニタが中性子源領域モニタに自動で切り替わった際に、２つある同モニタのうちの１つ（Ｎ-32モニタ）の指示
値が表示されなかった。このため２時25分、当該モニタの動作不能により保安規定に定められた運転上の制限から逸脱したと判断した。なお、
もう一方のモニタ（Ｎ-31モニタ）により原子炉出力を監視し原子炉出力を低下させ、３時02分に原子炉を停止した。
調査の結果、当該モニタ高圧電源回路の一部が短絡していることを確認したため、短絡部位を高圧電源回路から切り離すことにより、当該モニタを復旧し、同日20時、運転上の制限内に復帰した。
短絡原因の詳細調査の結果、電源回路の配線の一部(２本)が、配線を保護しているケーブルダクトカバーに挟まれていたため、それぞれの配線の絶縁被覆から内部の素線が露出・接触し、短絡したことが判明した。
短絡した回路については新品に取り替えるとともに、今後、カバーの取付け・取外しを伴う作業については、配線を束ねてカバーを取り付けることとし、その旨を作業要領書に明記することとした。
［平成17年１月７日 記者発表済］
２．燃料取替クレーンの不具合（参考図２参照）
原子炉内の燃料集合体（計1 9 3体）の取出し作業中の12月24日９時11分、燃料取替クレーンにより原子炉から取り出した燃料集合体を、燃料移送装置バスケット内に吊り降ろす作業を実施していた際に、燃料集合体がバスケット底部から10cm上の位置で一旦停止せずに、底部に着座した。
クレーンの点検を行った結果、クレーンの垂直方向位置検出器へクレーンワイヤー巻上器の回転を伝達する伝達軸（カップリングフランジ）の破断が確認された。このためクレーンワイヤーの垂直方向の動きが位置検出器に伝わらず、クレーンが一旦停止しなかったものと推定された。
詳細調査の結果、伝達軸を支える軸受けがわずかにずれて取り付けられていたことにより、伝達軸の軸芯が若干ずれた状態にあったため、定期検査時の燃料取替作業に伴って、軸部の根元部分に繰り返し応力が作用し、き裂が発生・進展し破断に至ったものと推定された。
対策として、当該伝達軸を新品に交換するとともに、交換作業にあたっては、伝達軸の軸芯が中心位置になるよう軸受けの取付け位置を調整した。また、今後は、芯ずれに関する注意事項を作業要領書に明記するとともに、現状の目視点検に加え、定期的に当該部の分解点検等を行い健全性の確認を行うこととした。
［平成17年１月７日 記者発表済］
14

３．燃料集合体支持格子の変形（参考図３参照）
12月24日に発生した燃料取替クレーンの不具合の復旧が完了し、燃料取出作業を再開していたが、12月27日に、燃料取扱装置で吊り上げた燃料（以下、当該燃料）が原子炉内で水平方向にわずかに振れるのを確認した。このため、
全燃料取出し後の12月30日、水中カメラにより当該燃料の外観点検を実施したところ、支持格子の一部に、わずかな変形(縦：約３mm、横：約１mm)と擦り跡を確認した。なお、燃料外観点検や燃料漏えい検査等により、当該燃料や隣接する燃料の健全性を確認しており、今回の事象による放射能の影響はなかった。
※１
調査の結果、当該燃料を原子炉内で水平方向に移動 させた際、当該燃料が炉心バッフル板の角の部分に接触し、変形および擦り跡が生じたものと推定された。
対策として、燃料を水平方向に移動させることにより、その燃料が炉心バッフル板の角の部分に接近する場合は、炉心バッフル板への接触防止のため、水平方向への移動を行わずに取り出す運用に変更した。
なお、当該燃料集合体は今後使用しない。
※１）原子炉内の燃料を取り出す作業においては、取り出す燃料の周辺に移動スペースがある場合、他の燃料との干渉を防止するため、燃料を水平方向に移動させ、他の燃料から離した状態で取り出す運用としている。

［平成17年１月７日 記者発表済］
４．主給水ヘッダー ドレン配管からの漏えい（参考図４参照）
平成17年２月８日、主給水系配管取替に伴う耐圧試験のため、水張りを行っていたところ、タービン建屋地下１階の主給水ヘッダー※下部のドレン配管から、水が漏えいしていることを確認した。このため、主給水ヘッダーの水抜きを行い、10時50分、漏えいは停止した。
調査の結果、漏えい箇所は、ドレン配管と主給水ヘッダー取り付け座との溶接部近傍で、円周方向に外側面で約40mm、内側面で約28mmの割れが認められた。破面の詳細調査の結果、高サイクル疲労破面の様相を呈しており、その両端には脆性破面が見られた。過去の配管施工等の調査の結果、当該系統については、第12回定期検査時に、第２ドレン弁を取替えており、当該配管の固有振動数が、変わったものと推定された。その後の、定期検査に伴うプラント停止過程において、主給水ヘッダーの温度降下による当該ドレン管の動きがサポート部で抑制され、当該部に引張り応力が生じ、さらに流体による主給水ヘッダーの振動によりドレン配管が固有振動数で振動し、当該部に高サイクル疲労割れが発生し、主給水系の水抜き後の温度降下に伴い、脆性破壊に至ったものと推定された。
対策として、当該部の配管を新品に取り替えるとともに、ドレン管の応力発生防止として、サポートの変更等を実施した。また、類似箇所として、高温配管・機器のドレン・ベント配管等について点検を行い、割れ等の異常のないことを確認した。
※２※２）主給水ヘッダー：４台ある蒸気発生器への給水流量を均一にするため、２台ある高圧給水加熱器からの給水を合流させる主給水系統配管の一部。

［平成17年２月14日、18日

福井県原子力安全専門委員会に報告済］

15

参考図１

中性子源領域モニタ１チャンネル動作不能
概要平成１６年１２月１５日２時１２分、発電停止後の原子炉出力降下中、２台ある中性子源領域モニタのうち 1 台の指示が表示されない事象が発生した。このため２時２５分、敦賀発電所原子炉施設保安規定で定める運転上の制限を満足していないと判断した。なお原子炉は、もう１台あるモニタで炉出力を監視して出力を降下させ、同日３時０２分に停止した。
調査の結果、中性子源領域モニタの電源回路が短絡していることが確認され、短絡箇所を回路から切り離しモニタを復旧し、１２月１５日２０時に運転上の制限内に復帰した。
調査の結果、短絡は電源回路の配線が配線保護カバーに挟まれて取り付けられていたため配線が接触したものと判明した。対策として配線の取り替えを実施した。

中性子源領域モニタ概要図
中性子源領域モニタ計装盤

格納容器
Ｎ－31

Ｎ－32
高圧電源回路（短絡部位）

原子炉
容 器

一部の配線（２本）がケ
ーブルダクトカバーと仕切板との間に挟まれた状態で取付けられていたため、配線の被覆から内部の素線が露出し接触し短絡した。

中性子源領域検出器（Ｎ－31、32）
中央制御室

仕切板

警報装置／状態表示（緩衝材貼付）

指示計

記録計
当該配線

中性子源領域モニタ
Ｎ－32 の指示値が表示されないケーブルの被覆から内部の素線が露出し、短絡していた配線［ケーブルダクトカバー取外し後］

短絡箇所

参考図２（１／２）

燃料取替クレーンの不具合
概要平成１６年１２月２４日、燃料取替クレーンにより原子炉容器内から燃料移送装置バスケット※内に燃料を吊り下ろす作業を実施していた際、クレーンが自動停止せず燃料集合体が底部に着座する事象が発生した。調査の結果クレーンの位置検出器の伝達軸が破損しており、軸受けがわずかにずれて取り付けられていたため軸に応力が作用し破損したものと推定された。対策として、当該軸を交換してクレーンを復旧するとともに、今後定期的に当外部の分解点検を行うこととした。
※ 燃料移送装置バスケット：燃料移送装置に設置されている燃料集合体を収納する容器。

燃料取替クレーン概要図
２号機断面図燃料取替作業概要① 原子炉容器より燃料取替クレーンで使用済燃料ピットクレーン

燃料集合体を取出す。

燃料取替クレーン

燃料集合体（長さ約４ｍ）② 燃料取替クレーンを燃料移送装置
バスケット上に移動。
③ 燃料集合体をバスケット内に吊り下ろす。［不具合事象発生］

原子炉キャビティ
原子炉容器④ バスケットを横転させ、燃料移送装
置により燃料移送管を通して使用
済燃料ピットへ移送。
⑤ 使用済燃料ピットクレーンで燃料
燃料移送管

バスケット
（長さ約４.１ｍ）

燃料取替クレーン集合体を取出す。

約 1320ｍｍ

約 8.6ｍ

手動ハンドルブレーキ

モータ

約 4.6ｍギャボックス

約 520ｍｍ

約 9.1ｍ

燃料移送装置

軸受け

位置検出器
(機械式)

約 600ｍｍ

巻上器

伝達軸
ギャボックス

ギャ
ボックス

軸受け
自動運転装置カップリング

破断箇所

破断した伝達軸の仕様

操作盤内
位置指示計

直径：約 28ｍｍ
長さ：約 170ｍｍ（カップリング含む）

材質：炭素鋼

位置検出器
(電気式)

燃料

巻上げ装置概要図参考図２（２／２）
伝達軸点検状況

破断箇所
軸受け
フランジ部

ギヤボックスギャボックス

破損箇所

伝達軸

ギヤボックス軸受け

ギャボックス

カップリング

伝達軸

カップリング

軸受けの取付
位置を調整

破断箇所

フランジ部

軸部

ボルト

約 28ｍｍ

側面図

約 64ｍｍ

巻上器

約 15ｍｍ［伝 達 軸］

約 170ｍｍ［フランジ部側破面］

破面観察結果疲労破面特有の模様（ストライエーション）が観察された。

参考図３

燃料集合体支持格子の変形
概要

平成１６年１２月２７日、燃料取替クレーンにより炉心から燃料を取出す際に、わずかな振れが認められた燃料集合体１体について、外観検査を実施したところ、１２月３０日、支持格子※１の一部にわずかな変形（約３ｍｍ×約１ｍｍ）があることが確認された。
調査の結果、炉心から燃料を取出す際の水平方向移動時に、燃料が炉心バッフル板※２のの角の部分に接触し、変形したものと推定された。対策として、炉心バッフル板の角の部分へ接近する場合は燃料の水
平移動を行わない運用に変更した。なお、当該燃料は使用しない。
※１ 支持格子：燃料棒を等間隔に束ねる格子状の金属製構成部品。
※２ 炉心バッフル板：炉心内の水の流路を形成するために、炉心の周囲に設置された金属の囲い。

燃料集合体支持格子変形状況概要図
燃料取扱装置外観図

燃料配置図
原子炉容器

燃料取替クレーン

炉心バッフル板

燃料集合体

約 12ｍ

約 4.9ｍ

拡大図

燃料集合体（未取出燃料）１ｍｍ

燃料集合体（計 193 体）
原子炉容器
１ｍｍ

燃料集合体

２１４ｍｍ

燃料棒
支持格子
燃料集合体（当該燃料）と炉心バッフル
板の接触した箇所

移動方向

炉心バッフル板（上写真：燃料集合体模型）

変形・擦り跡部位

燃料棒

支持格子

3mm

変形

上部ノズル

約 4ｍ

支持格子

擦り跡
支持格子
1mm

下部ノズル

参考図４

主給水ヘッダーのドレン配管からの水の漏えい
概要平成１７年２月８日、主給水系配管取替終了に伴う耐圧試験のため、純水にて水張りを行っていたところ、タービン建屋地下１階において、主給水ヘッダー※のドレン配管から純水がわずかに漏えいしていることを確認した。
破面の詳細調査の結果、高サイクル疲労波面の様相を呈しており、その両端には脆性破面が見られた。
過去の配管施工等の調査の結果、当該系統については、第 12 回定期検査時に、第２ドレン弁を取替えており、当該配管の固有振動数が、変わったものと推定された。その後の、定期検査に伴うプラント停止
過程において、主給水ヘッダーの温度降下による当該ドレン管の動きがサポート部で抑制され、当該部に引張り応力が生じ、さらに流体による主給水ヘッダーの振動によりドレン配管が固有振動数で振動し、当該部に高サイクル疲労割れが発生し、主給水系の水抜き後の温度降下に伴い、脆性破壊に至ったものと推定された。対策として、当該部を新品に取替えるとともに、ドレン管の応力発生防止として、サポートの変更等を実施した。また類似箇所である高温配管・機器のドレン・ベント配管等について点検を行い、割れ等
異常のないことを確認した。

給 復 水 系 概 略 系 統 図
Ａ蒸気発生器

湿分分離
加 熱 器
Ｃ蒸気発生器へ
Ｂ蒸気発生器へ

高圧タービン

低圧タービン

Ｄ蒸気発生器へ
復水器
主給水ヘッダー

復水ポンプ

高
圧
給水加熱器

脱 気 器
復水脱塩塔

低圧給水加熱器
給水ポンプ

復水ブースターポンプ
主給水ヘッダードレン配管図蒸気発生器へ

主給水ヘッダードレン
配管

約４２５ｍｍ

原子炉容器へ高圧
給水加熱器

第１ドレン弁
第２ドレン弁約５０ｍｍ

割れ箇所
第１ドレン弁ハンドル
第２ドレン弁

第１ドレン弁

Ｕバンド

約１６３０ｍｍ

第１ドレン弁ドレン配管サポート変更図
蒸気発生器へ

主給水ヘッダー

サポート（新設）［運転中の流体］
圧力：約６.９ＭＰａ
温度：約２２０℃［主給水ヘッダー］
材質：炭素鋼
外径：約８１３ｍｍ［ドレン管］
材質：炭素鋼
内径：約２５ｍｍ
公称肉厚：４.５ｍｍ

サポート（新設）

約４０ｍｍ

第２ドレン弁
第１ドレン弁

ネジキャップ＜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

・原子炉起動

：

２月23日

・臨界

：

２月24日

・調整運転開始：

２月25日頃・営業運転再開

：

３月下旬頃

21時頃

21