資料Ｎｏ．３

高浜発電所１、２号機の運転期間延長認可申請の概要について（高経年化技術評価書（40年目）の概要）

平成２８年 ５月１３日

目 次・ 高浜発電所１、２号炉の概要と保全実績…………

１

・ 高浜発電所１、２号炉の運転期間延長申請………

５

・ 高浜発電所１、２号炉の特別点検…………………

６・ 高浜発電所１、２号炉の高経年化技術評価………

１１

・ 高浜発電所１、２号炉の長期保守管理方針………

１９・ まとめ ………………………………………………

２０

高浜発電所１、２号炉の概要

1

電気出力

約826MW

減速材

軽水

原子炉型式

加圧水型軽水炉

タービン

横置串型4車室再熱再生式

原子炉熱出力約2,440MW

燃料

低濃縮ウラン

営業運転開始１号炉：1974年11月14日
２号炉：1975年11月14日

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
発電機
復水器
原子炉容器
コンクリート

放水路へ
冷却水
循環水ポンプ （海水）

１次冷却材ポンプ
給水ポンプ

建屋コンクリート基礎

運転状況の推移
高浜１号炉

2

累積平均設備利用率＝61.4％（70.1％） ※（ ）内は、福島第一原子力発電所事故後の定期検査開始までの設備利用率
設備利用率

発電電力量

[百万kWh]10,000蒸気発生器伝熱管補修
蒸気発生器取替

蒸気発生器伝熱管補修

[%]
100

8,000

6,000
60
4,000

40

2,000

設備利用率

発電電力量

80

20

0

0
1974

高浜２号炉

1979

1984

1989

年度

1994

1999

2004

2009

2014

累積平均設備利用率＝62.2％（69.7％）[百万kWh]10,000[%]１次冷却材温度測定用配管からの漏えい

8,000

蒸気発生器粒界腐食
損傷による漏えい

蒸気発生器
伝熱管栓取替蒸気発生器６００系ニッケル基合金
溶接部の応力腐食割れによる損傷
蒸気発生器取替

100

6,000
60
4,000

40

2,000

20

0

0
1974

1979

1984

1989

年度

1994

1999

発電電力量・設備利用率の推移

2004

2009

2014

設備利用率

発電電力量

80

運転開始以降に実施した主要機器更新状況
⻘字：実施済み
⾚字：今後実施予定

蒸気発⽣器

美浜２号炉蒸気発⽣器伝熱管損傷事象を踏まえ、改良型への取替を実施。
⾼浜1:Ｈ7〜8年度、⾼浜2:Ｈ5〜6年度

⾼圧給⽔加熱器

格納容器上部遮蔽
⾼浜1、2号機

原⼦炉容器上蓋

蒸気発⽣器内の⽔質向上のため、細管のステンレス管への取替を実施。
⾼浜1:H14年度、⾼浜2:H12/Ｈ15年度

上蓋⽤管台の応⼒腐⾷割れに対する予防保全処置として、取替を実施。
⾼浜1:Ｈ7〜8年度、⾼浜2:Ｈ8〜9年度

低圧タービン

ロータの応⼒腐⾷割れに対する予防保全処置として、取替を実施。
⾼浜1:Ｈ4〜6年度、⾼浜2:Ｈ5〜7年度
蒸気発生器

ｺﾝｸﾘｰﾄ構造物

加圧器

燃料取替⽤⽔タンク

復⽔器

海塩粒⼦による塩素型応⼒腐⾷割れに対する⻑期保全の観点から、取替を実施。
⾼浜1:Ｈ16年度、⾼浜2:Ｈ15年度

細管の海⽔漏えい事
象の未然防⽌のため、耐⾷性に優れたチタン管への取替を実施。
⾼浜1:Ｈ14年度
⾼浜2:Ｈ15年度

高圧給水
加熱器

⾼浜1、2号機

給水ポンプ
燃料取替
用水タンク

低圧給水
加熱器

復⽔タンク

原子炉容器

⾼浜1、2号機

海⽔管

中央制御盤
⾼浜1、2号機

3

⾼浜2号機

復水タンク

低圧給⽔加熱器

蒸気発⽣器内の⽔質向上のため、細管のステンレス管への取替を実施。
⾼浜1:H14/Ｈ16年度、⾼浜2:Ｈ15年度

３０年目評価以降に実施した主な改善の実施内容

4

３０年目以降に、発電所の安全性・信頼性を向上させるために実施した最近の主な改善は以下のとおり。
改善項目

実施時期(定検)内 容

燃料取替用水タンク
取替

１号炉 2004年度(第22回) 海塩粒子による塩素型応力腐食割れに対する長期保全の観点から、

原子炉容器炉内計
装筒等の予防保全対策

１号炉 2002年度(第21回)、 予防保全として、６００系ニッケル基合金の溶接部表面の残留応力低減のため、
2007～2008年度
炉内計装筒及び冷却材出入口管台溶接部：ウォータージェットピーニング（応力(第25回)

２号炉 2003年度(第21回)

耐応力腐食割れ性を向上した材料への取替を実施（国内外ＰＷＲプラント事例反映）

緩和）を実施 （国内外ＰＷＲプラント事例反映）

２号炉 2003年度(第21回)、 予防保全として、2008～2009年度
・蒸気発生器出口管台：ショットピーニング（応力緩和）、(第25回)、
2010年度(第26回) ・炉内計装筒：ウォータージェットピーニング（応力緩和）をそれぞれ実施
余熱除去系統配管取替
６００系ニッケル基合
金溶接部取替１号炉 2007～2008年度(第25回)
２号炉 2008～2009年度(第25回)
１号炉 2010年度～(第27回)（国内外ＰＷＲプラント事例反映）

予防保全として、温度揺らぎ及び熱疲労を抑制する合流部形状に変更、応力集中が小さい溶接形状に変更 （国内外ＰＷＲプラント事例反映）
予防保全として、加圧器サージ管台の溶接部：６００系ニッケル基合金で溶接された管台からより耐食性に優れた６９０系ニッケル基合金で溶接された管台へ取替（国内外ＰＷＲプラント事例反映）

２号炉 2007～2008年度 予防保全として、(第24回)、
2010年度(第26回) ・蒸気発生器入口管台：内表面全周をより耐食性に優れた６９０系ニッケル基合

金溶接に変更、・加圧器サージ管台溶接部：６００系ニッケル基合金の溶接から、より耐食性に優れた６９０系ニッケル基合金で溶接された管台へ取替、・原子炉容器冷却材出入口管台：溶接部内表面全周に対し耐食性に優れた６９０系ニッケル基合金での溶接を実施（国内外ＰＷＲプラント事例反映）

２次系配管取替

1号炉 適宜２号炉

計画的に超音波による肉厚測定、余寿命評価を実施し、必要に応じて配管取替を実施

運転期間延長認可申請に係る概要

5

運転期間延長認可申請は、以下を実施し、延長しようとする期間（約２０年※）の運転を想定した技術評価を行い、設備の健全性（技術基準規則に定める基準へ適合すること）を確認する。
※高浜１，２号炉は経過措置適用のため２０年①特別点検の実施、②劣化状況の評価、③保守管理に関する方針策定に満たない。運転開始から６０年までとなる。

６①特別点検の実施

これまでの運転に伴う設備の劣化状況把握のために実施。
対象設備

特別点検の内容

原子炉容器

炉心領域部、ノズルコーナ部、炉内計装筒管台部に対する点検による欠陥の有無を確認

原子炉格納容器

鋼板の塗膜状態の確認

コンクリート構造物

コアサンプルによる強度、遮蔽性能の確認○ 最新知見・運転経験等②劣化状況評価

１１

原子力発電所の安全上重要な機器及び構築物等に対して、延長しようとする期間の運転を想定した設備の健全性評価を実施。
評価にあたっては、下記の知見を取り込み、健全性（技術基準規則に定める基準へ適合すること）を確認する。
○ 特別点検の結果○ 最新知見・運転経験等○ 最新の技術基準

国内外における最新の情報を入手し、知見を拡充。
・最新の高経年対策に係るガイド等による評価
・長期保守管理方針の実施
・国内外におけるトラブル知見の反映○ 新規制基準への対応
新規制基準適合のための追加設備、条件等を確認。
・設計基準事故対処設備（浸水防止設備 等）
・重大事故等対処設備（空冷式ディーゼル発電機 等）③保守管理に関する方針策定
延長しようとする期間に実施すべき保守管理に関する方針を策定。
（長期保守管理方針として保安規定に反映）

１９

保守管理に関する方針の確実な実施と、保全活動の継続により、延長しようとする期間の設
備健全性を確保する。

① 特別点検の概要

6○特別点検の内容
対象機器

対象部位

点検方法

母材及び溶接部（炉心領域100％）

超音波探傷試験※１ による欠陥の有無の確認

一次冷却材ノズルコーナー部

渦流探傷試験※２ による欠陥の有無の確認

原子炉容器

炉内計装筒（全数）
原子炉格納容器

原子炉格納容器鋼板（接近できる点検可能範囲の全て）

コンクリート構造物

原子炉格納施設
原子炉補助建屋 等

原⼦炉容器点検
⼀次冷却材
ノズルコーナー部

目視試験による溶接部の欠陥の有無の確認及び渦流探傷試験による計装筒内面の欠陥の有無の確認
目視試験による塗膜状態の確認
採取したコアサンプル（試料）による強度等の確認

原⼦炉格納容器点検

ｺﾝｸﾘｰﾄ構造物点検

原⼦炉格納容器鋼板

原⼦炉格納施設
原⼦炉補助建屋 等

外部遮蔽壁

炉内計装筒

内部ｺﾝｸﾘｰﾄ
原⼦炉補助建屋

炉⼼領域（⺟材及び溶接部）

溶接部及び
内⾯

タービン建屋（タービン架台）

原⼦炉格納施設基礎

内部ｺﾝｸﾘｰﾄ※１：超音波の反射によって欠陥の有無を確認※２：材料に渦電流を発生させ、その電流の変化によって表面欠陥の有無を確認

①-1 通常保全と特別点検の整理（原子炉容器）（１/２）
上蓋管台

7

一次冷却材ノズルコーナー部【通常の点検】超音波探傷検査（母材）【特別点検】
渦流探傷検査（クラッド）【通常の点検】漏えい試験【補修・予防保全】600系Ni合金応力腐食割れ対策（上蓋取替）

セーフエンド異材継手【通常の点検】超音波探傷検査（異材継手）

炉心領域部【通常の点検】超音波探傷検査（溶接部）【特別点検】
超音波探傷検査（母材・溶接部）

炉内計装筒管台【特別点検】
管内面：渦流探傷検査
溶接部：ﾋﾞﾃﾞｵｶﾒﾗによる目視【補修・予防保全】
600系Ni合金応力腐食割れ対策（WJP/INLAY）【補修・予防保全】
600系Ni合金応力腐食割れ対策（WJP）【通常の点検】貫通部外面側から
直接目視

①-1 通常保全と特別点検の整理（原子炉容器）（２/２）
部位
上蓋管台
セーフエンド
異材継手

通常の点検

補修・予防保全実績
内容

1号炉

2号炉

・漏えい試験

600系Ni合金応力腐食割れ対策（上蓋取替）

第16回定検第16回定検・超音波探傷試験

600系Ni合金応力腐食割れ対策（WJP/INLAY）

第25回定検（WJP）

第26回定検（INLAY）

特別点検-

母材及び溶接部（炉心領域の
100％）

・溶接線＋母材10mm幅・超音波探傷試験（UT)

-

-

-

・炉心領域100%・超音波探傷試験（UT)

一次冷却材
ノズルコーナー部

・ノズルコーナー（母材）
・超音波探傷試験（UT)

-

-

-

・ノズルコーナー（クラッド）
・渦流探傷試験（ECT)（管内面）
第21回定検※（管内面）
第21回定検

炉内計装筒
（BMI）

・原子炉容器外面からの直接目視（ほう酸の付着等がないことを確認）（BMV)

600系Ni合金応力腐食割れ対策
（WJP）

（溶接部）
第25回定検（管内面）
渦流探傷試験（ECT)

（溶接部）
（溶接部）
ﾋﾞﾃﾞｵｶﾒﾗによる目視
第26回定検（MVT-1）※：１管台でWJP施工前に実施したECTにより軽微な信号指示を確認したため、第22回定検で補修を実施しWJPを施工

8

①-2 特別点検の実施結果（原子炉格納容器、コンクリート構造物） 9○原⼦炉格納容器鋼板○コンクリート構造物（原⼦炉格納施設、原⼦炉補助建屋等）

⽬視点検で、構造健全性または気密性に影響を与える恐れのある塗膜の劣化や腐⾷なし

コンクリートのコアサンプル約150個※を採取して点検し、コンクリートの構造物の健全性に影響を与える劣化なし（強度、遮蔽能⼒、中性化、塩分浸透、アルカリ⾻材反応）※１号炉：約150個、2号炉：約150個

ポーラークレーン

ＥＬ65ｍ

EL65ｍ

外部遮蔽壁

内部ｺﾝｸﾘｰﾄ

ＥＬ32ｍ
ＥＬ17ｍ

EL17ｍ

原⼦炉補助建屋

コアサンプル

外⾯

直接⽬視
遠隔⽬視

内⾯
タービン建屋（タービン架台）

原⼦炉格納施設基礎

内部ｺﾝｸﾘｰﾄ

強度の点検事例（半球部内⾯）・ポーラクレーン上から遠隔⽬視（円筒部内⾯）・⾼所は搭乗設備から直接⽬視もしくは遠隔⽬視・架台や機器等によりゴンドラが近寄れない箇所はオペフロ床⾯等から遠隔⽬視・各フロアの床⾯及び歩廊等から近寄れる箇所は直接⽬視

コアサンプル採取状況

コアサンプル（半球部外⾯）・歩廊から直接⽬視（円筒部外⾯）・仮設⾜場から直接⽬視

中性化の点検事例（フェノールフタレイン溶液による確認）

①-2 通常保全と特別点検の整理（原子炉格納容器、コンクリート構造物） 10・原子炉格納容器
原子炉格納容器漏えい率試験時の点検（従来の点検）特別点検（今回の点検）点検部位（範囲）

原子炉格納容器鋼板（円筒部外面上部の干渉物裏等を除く）

原子炉格納容器鋼板（接近できる点検可能範囲の全て）

点検方法

目視点検
・高所は双眼鏡を用いた点検

目視点検（VT-4）・高所は高倍率のカメラ等を使用

・コンクリート構造物
定期点検＋高経年化対策用点検（従来の点検）特別点検（今回の点検）対象の構造物・部位

原子炉格納施設、原子力補助建屋等の構造物単位で実施

原子炉格納施設、原子力補助建屋等の構造物の詳細な部位を指定

点検方法／
点検項目

定期点検：目視点検
高経年化対策用点検：・非破壊試験（強度）・コアサンプルによる中性化、塩分浸透、強度の確認

コアサンプルによる強度、遮蔽能力、中性化、塩分
浸透およびアルカリ骨材反応の確認

これまでも通常保全活動の中で点検を行っており、特別点検は４０年超の長期運転に際し従来の点検を補完して機器・構築物の状況を確認するものと考えている。

② 劣化状況評価（高経年化技術評価）
運転を前提とした評価
原子炉容器、蒸気発生器、タービン、充てん/高圧注入ポンプ、余熱除去ポ
ンプ、空冷式非常用発電装置等

高経年化技術評価
安全上重要な機器・構造物等の抽出※1

原子炉容器：中性子照射脆化
低圧ケーブル：絶縁低下
１次冷却材ポンプ：疲労割れ、熱時効 ほか【原子炉容器の例】
中性子照射脆化を考慮し、これまで４回の監視試験片の取り出しを実施し、これらの試験結果に基づき原子炉の健全性に問題がないことを確認○原子炉容器の中性子照射脆化○疲労割れ○照射誘起型応力腐食割れ○絶縁低下○コンクリートの強度低下及び遮蔽能力低下○２相ステンレス鋼の熱時効○耐震安全性評価 等

冷温停止状態維持評価

原子炉容器、蒸気発生器、充てん/高圧
注入ポンプ、余熱除去ポンプ等

冷温停止の維持に必要な設備の抽出着目すべき劣化事象の抽出※2

主要な劣化事象の評価

11

特別点検の結果

・経年劣化事象の評価
・耐震安全性評価
・耐津波安全性評価【余熱除去ポンプモータの例】
断続運転を前提とした場合と比べ年間の運転時間が長くなるが、機器の運転年数に基づき絶縁診断の周期を短縮することとしているため、冷温停止維持状態を前提とした点検手法としても適切である。

・経年劣化事象の評価※3
・耐震安全性評価
・耐津波安全性評価

長期保守管理方針の策定※1 「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」において定義されるクラス１、２の機能を有するもの（安全上重要な機器・構造物）および常設重大事故等対処設備等を審査対象として抽出。
※2 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、経年劣化事象と部位の組み合わせを抽出している。
※3 冷温停止状態維持評価において通常の運転状態と比較し、劣化の進展が厳しくなる劣 化事象を抽出し評価を行っている。

②-1 原子炉容器の中性子照射脆化（その１）12

関連温度の予測値

健全性評価○監視試験結果より、「（社）日本電気協会 原子炉
容器炉心領域の中性子照射脆化は国内脆化予測法(JEAC4201- 2007/2013追補版)」による評価結果において、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。

*1：内表面から板厚ｔの1/4ｔ深さでの中性子照射量*2：内表面から板厚ｔの1/4ｔ深さでの予測値*3：将来の設備利用率を80%と仮定して算出
150

150

第4回

100

100

脆化予測

第3回

第３回

50

関連温度 （℃）

関連温度 （℃）

第４回

第2回
第２回

第1回

第１回

0

50
第4回

第４回

脆化予測

第3回

第３回

第2回

0

第２回
第1回

第１回

-50

-50
※１ ※1
現時点
現時点

運転開始後６０年時点※１

※１※1
現時点
現時点

運転開始後60年時点※1

運転開始後６０年時点※１

運転開始後60年時点※1

-100

-100
0

1

2

3

4

5

6

中性子照射量78

9（×1019n/cm2，E＞1MeV）

10

11

12

13

※１ 板厚の1/4深さ位置

高浜１号炉 監視試験結果および脆化予測（母材）

0

1

2

3

4

5

6

中性子照射量78

9（×1019n/cm2，E＞1MeV）

10

11

12

13

※１ 板厚の1/4深さ位置

高浜２号炉 監視試験結果および脆化予測（母材）

②-1 原子炉容器の中性子照射脆化（その２）13

健全性評価（続き）

破壊に対する抵抗力：KIC

60mm

低合金鋼

加圧熱衝撃評価における想定き裂

破壊に対する抵抗力：KIC
KI

KI
大破断LOCA
小破断LOCA
主蒸気管破断（冷却に厳しいケース）
主蒸気管破断（再加圧に厳しいケース）
2次冷却系除熱機能喪失

KI，KIc（MPa√m）

KI，KIc（MPa√m）

大破断LOCA
小破断LOCA
主蒸気管破断（冷却に厳しいケース）
主蒸気管破断（再加圧に厳しいケース）
2次冷却系除熱機能喪失

き裂を想定した破壊力：KIき裂を想定した破壊力：KI

温

10mm

母材内面

○６０年経過時点において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。
○加圧熱衝撃評価については保守的に深さ１０ｍｍのき裂を想定して評価を実施しているが、特別点検において 原子炉容器の超音波探傷検査を実施し、そのようなき裂は存在しないことを確認している。
超音波探傷検査では深さ５ｍｍ程度のき裂であれば十分検出可能であることが実証されていることから、想定き裂深さを５ｍｍに精緻化した評価も実施しており、想定き裂深さ１０ｍｍの評価に比べ余裕のある結果が得られている。

約200mmｽﾃﾝﾚｽ鋼ｸﾗｯﾄﾞ（厚さ約5mm）

度（℃）

高浜１号炉 加圧熱衝撃評価結果【深さ１０ｍｍの想定き裂を用いた評価】

温

度

（℃）

高浜１号炉 加圧熱衝撃評価結果【深さ５ｍｍの想定き裂を用いた評価】

②-1 原子炉容器の中性子照射脆化（その３）14

健全性評価（続き）
国内プラントを対象とした上部棚吸収エネルギーの予測式を用いて６０年時点での上部棚吸収エネルギーの予測値を評価した。 高浜１号炉については「（社）日本電気協会 原子力発電所用機器に対する破壊靱性の確認試験方法（JEAC4206-2007）」で要求している６８Ｊを下回ったことから、 JEAC4206の規定に従い破壊力学評価を実施し、健全性に問題ないことを確認している。

現状保全○JEAC4201に基づき計画的に監視試験を実施し、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。
○特別点検において、原子炉容器炉心領域部の母材及び溶接部に対して超音波探傷検査を実施した結果、中性子照射
脆化による脆性破壊の起点となるような有意な欠陥は認められていない。

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
健全性評価の結果から原子炉の安全性に影響を及ぼす可能性はないと考えるが、経年劣化管理をより万全にするため、今後の原子炉の運転時間・照射量を勘案して適切な時期に第５回監視試験を実施する。※
長期保守管理方針※原子力規制委員会「実用発電用原子炉の運転期間延長認可申請に係る運用ガイド」において、運転期間の延長を申請するプラントは“運転開始後４０年を経過する日から１０年以内の適切な評価が実施できる時期に監視試験片を取り出し、当該監視試験片に基づき行なう監視試験の計画”を保守管理に関する方針として定めることが規定されている。

②-2 疲労割れ

15○ 評価対象機器：原子炉容器、蒸気発生器等【評価例】： 原子炉容器
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、劣化が進展すると仮定した場合の６０年時点での疲労累積係数を評価（環境を考慮した評価も実施）。

現状保全＊１：「設計・建設規格」に基づく疲労評価対象部位＊２：「環境疲労評価手法」に基づく疲労評価対象部位○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している。
○特別点検において、原子炉容器出入口管台に対して渦流探傷検査を実施した結果、有意な欠陥は認められなかった。

総合評価

原子炉容器 冷却材出入口管台等の疲労評価対象部位
原子炉容器の疲労評価結果（高浜１号炉の例）

疲労割れが問題となる可能性はない。
また、保全内容も適切である。

高経年化への対応
原子炉容器の冷却材出入口管台等の疲労割れについては、実過渡回数の確認を継続的に実施し、６０年時点の推定過渡回数を上回らないことを確認する。

長期保守管理方針

評価対象部位
冷却材入口管台
冷却材出口管台
蓋用管台
炉内計装筒
上蓋、上蓋フランジ、
上部胴フランジ(1号炉のみ)
下部胴・下部鏡接続部
炉心支持金物
スタッドボルト

疲労累積係数（許容値：１以下）
設計・建設規格による解析
環境疲労評価手法による解析
1号炉
２号炉
１号炉
２号炉
０．０５４
０．０４４
０．００１＊３
０．００１＊３
０．０６５
０．０５２
０．００１＊３
０．０１４＊３
＊３
０．１２９
０．１５３
０．００２
０．００２＊３
＊３
０．１８８
０．１５７
０．０１３
０．００６＊３
０．０１３

０．００９

―＊４

―＊４

０．００５
０．００９
０．３３４

０．００４
０．００７
０．３３１

―＊４
０．０００＊３―＊４―＊４
０．０００＊３―＊４＊３：炉水環境にある箇所に絞り評価を実施しているため、設計・建設規格による解析評価対象箇所とは異なる。
＊４：非接液部（炉水環境となる部位はない）

②-3 耐震安全性評価：減肉想定箇所

２次系配管の減肉を想定した評価

減肉評価条件

第４抽気系統配管
グランド蒸気系統配管
復水系統配管ドレン系統配管

実測データに基づく
肉厚（周軸方向一様減肉）

必要最小肉厚減肉想定のイメージ

現状保全
管理指針を定め超音波を用いた肉厚測定により配管の肉厚管理を継続的に実施している。

耐震安全性評価○高浜１号機で実測データに基づく評価を行った配管評 価 対 象配管断面
元の肉厚
実測データに基づく予測肉厚

配管減肉の起こり得る、エルボ、レジューサ、オリフィス等の偏流発生部位及びその下流部が周軸方向に一様減肉したと想定して、地震時の発生応力等を算出し、許容値を満足することを確認した。

※一部配管では、必要最小肉厚までの一様減肉想定では許容値を満足しなかったため、実測データに基づく予測肉厚での耐震安全性評価を実施し、許容値を満足することを確認した。

16

耐震
＊１
重要度 応力比
Ｃ

0.60

Ｃ

0.88

Ｃ

0.84

Ｃ

0.94

＊1：応力比＝一次応力／許容応力○高浜２号機で実測データに基づく評価を行った配管
第４抽気系統配管、グランド蒸気系統配管、復水系統配管、ドレン系統配管全ての管理対象箇所に対して必要最小肉厚 まで周軸方向一様減肉した状態を想定し、耐震安全性評価を実施した。 一部の耐震安全性が確認できなかった箇所に対して実測データに基づく予想肉厚での耐震安全性評
価を実施し、問題ないことを確認した。

高経年化への対応
実測データに基づく予測肉厚により耐震安全性を確認した配管について、耐震性が確認できた限界肉厚に到達するまでに、サポート改造等の設備対策工事を行う。
また、この対策工事を反映し、必要最小肉厚までの減肉を想定した耐震安全性評価を実施する。

長期保守管理方針

②-4 ４０年目の評価で追加する評価（30年目評価との比較）

17

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
運転開始後４０年目に実施する劣化状況評価は、３０年目の高経年化技術評価を
過去約１０年間の供用実績、保全実績及び安全基盤研究等技術的知見をもって検証し、課題を抽出して、それらの課題に対応したものであるとともに、３０年目の長期保守管理方針の実績についても、その有効性を評価し、結果を反映する。
具体的には、追加検討を要する事項として、以下の評価を行った。
１． 経年劣化傾向の評価○ 40年目の評価は30年目の評価から大きく乖離するものではないことを確認
２． 保全実績の評価○ 劣化状況評価では、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
３． 長期保守管理方針の有効性評価○ 全ての長期保守管理方針が有効であったことを確認

②-5 技術評価結果の概要
技術評価の結果(例)と保守管理に関する⽅針

青字:長期保守管理方針（保守管理に関する方針）

18【原子炉容器の中性子照射脆化】
過去４回の監視試験片調査（脆化予測）により、中性子照射脆化が構造健全性上、問題とならないこと、現状保全の適切性を確認⇒第５回監視試験片調査を実施【配管等の低サイクル疲労】
損傷発生の可能性はないことを確認。現状の保全の適切性を確認⇒過渡回数の確認を継続的に実施（推定過渡回数を上回らないことを確認）【ケーブルの絶縁低下】
通常運転時及び事故時模擬試験にて、多くのケーブルの絶縁機能に問題のないことを確認⇒一部のケーブルについて、評価年数に至る前に取替を実施空冷式非常用発電機【耐震安全性評価（２次系炭素鋼配管）】
現状の配管減肉管理（肉厚測定、評価、取替）が適切であること、減肉を想定した耐震安全性を確認⇒今後も同様の配管減肉管理を継続⇒抽気系統配管等に対してサポート改造及び耐震安全性評価を実施

劣化状況評価の結果、６０年の運転を想定しても健全性は維持できることを確認した。
19

19③ 高経年化技術評価結果と長期保守管理方針○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＞
No.

保守管理の項目

実施時期※１

1

原子炉容器胴部（炉心領域部）の中性子照射脆化については、今後の原子炉の運転時間・照射量を勘案して適切な時期に第５回監視試験を実施する。

中長期

2

配管の腐食（流れ加速型腐食）については、肉厚測定による実測データに基づき耐震安全性評価を実施した炭素鋼配管＊について、耐震性が確認できる肉厚に到達するまでに、サポート改造等の設備対策を行い、これを反映した耐震安全性評価を実施する。なお、サポート改造等の設備対策が完了するまでは、減肉傾向の把握およびデータ蓄積を継続して行い、減肉進展の実測データを反映した耐震安
全性評価を実施する。
＊：第４抽気系統配管、グランド蒸気系統配管、復水系統配管、ドレン系統配管

短期

3

低圧ケーブルの絶縁低下については、ＡＣＡガイド＊に従った長期健全性評価結果から評価期間に至る前に取替を実施する。
＊：原子力安全基盤機構「原子力発電所のケーブル経年劣化評価ガイド JNES-RE-2013-2049」

1号：中長期２号：短期

4

疲労評価における実績過渡回数の確認を継続的に実施し、運転開始後６０年時点の推定過渡回数を上回らないことを確認する。

長期※１：高浜1号の場合、短期とは平成26年11月14日からの5年間、中長期とは同日からの10年間、長期とは同日からの20年間をいう。
高浜2号の場合、短期とは平成27年11月14日からの5年間、中長期とは同日からの10年間、長期とは同日からの20年間をいう。

まとめ（今後の対応）
高経年化対策に係る技術課題に対しては、今後も以下に取り組んでいく。
¾ 国のロードマップに従い、高経年化に対する技術課題対応へのローリングを実施し、継続的に取り組んでいく。
この中では、廃止措置プラントを活用した高経年化に係る調査研究への取り組みが掲げられており、当社としても、さらなる劣化機構の解明や、劣化評価技術の高度化等に向けた検討をしていく。
¾ IAEAが各国の長期運転への知見や今後の技術課題をまとめたI-GALLレ
ポートをまとめるなど、海外でも積極的に今後の長期運転への取り組みを継続しており、引き続き、海外関係機関とも協調して、高経年化に係る研究の実施や、長期運転への対応の改善活動へ取り組んでいく。

高浜１、２号炉の運転期間延長認可申請に対しては原子力規制委員会による審査が継続中であり、当社として引き続き真摯に対応していく。

20

高浜発電所１、２号機の運転期間延長認可申請の概要について（高経年化技術評価書（40年目）の概要）

参考資料
平成２８年 ５月１３日

運転期間延長認可申請の対応概要
H27.4〜7

⼯事計画
認可申請

8

9

10

11

12

▼11/16補正▼7/3申請

H28.1

2

4

▼1/22補正567▼4/27補正▼2/29補正

主要機器耐震床応答曲線（原子炉
補助建屋内）

要目表、基本方針
床応答曲線（原子炉格納容器内）

31

一部機器耐震設置許可の反映☆7/7▼4/30申請▼7/3補正原子炉格納容器
内主要機器の耐震評価を新Ss評
価に見直し▼2/29補正▼11/16補正・シビアアクシデント
環境評価・制御棒挿入性等
一部耐震見直し▼4/27補正

運転期間満了（認可期限）

炉内構造物、制御棒挿入性等の耐震評価見直し

補助建屋の補機・配管の耐震評価見直し▼5/20～ 審査ヒアリング

運転期間延
⻑認可申請

6/25,26,7/8~10

3/17,18

現場調査（特別点検）●5/28審査会合
・申請概要●7/21審査会合
・共通事項
・特別点検

現場調査（劣化状況評価）●9/29審査会合

・疲労・照射誘起型応⼒
腐⾷割れ・コンクリート
・指摘事項回答●12/10審査会合
・照射脆化
・熱時効
・絶縁低下
・指摘事項回答●3/15審査会合

・耐震/耐津波（⼀部結果除く）
・指摘事項回答＊次回審査会合の内容・時期は未定

原子炉容器に対する予防保全措置を含む補修実績と保全活動（１/５）＜原子炉容器上蓋の保全＞
高浜１、２号炉 原子炉容器上蓋管台のPWSCC予防保全対策として上蓋取替えを実施。
管台本体材料変更
６００系
６９０系
ニッケル基合金
ニッケル基合金（耐食性向上）

管台部
模式図

管台取り付け溶接材料変更
６００系
６９０系
ニッケル基合金
ニッケル基合金（耐食性向上）原子炉容器上蓋の取替

２

原子炉容器に対する予防保全措置を含む補修実績と保全活動（２/５）＜冷却材出入口管台の保全＞
高浜１号炉については、PWSCC予防保全対策として出入口管台セーフエンドの異材継手部について
WJPを施工。
ウォータージェットピーニング施工箇所【冷却材出入口管台の作業イメージ】
：溶接線

ノズル

管台
配管
溶接部
（６００系ニッケル基合金）＜ウォータージェットピーニング（ＷＪＰ）の原理＞

ノズル
水

水中にて高圧ジェット水を噴射すると、キャビテーショ
ン気泡群が発生する。この気泡群の圧力が回復し、崩壊する時の衝撃力を利用して金属表面を塑性変形させ、表面近傍の引張残留応力を圧縮応力とすることによりPWSCCを抑制。

ｷｬﾋﾞﾃｰｼｮﾝを伴うｼﾞｪｯﾄ

渦 流↓
ｷｬﾋﾞﾃｰｼｮﾝ
発生
↓
成長
↓
崩壊
↓
衝撃圧力
1000MPa以上

この崩壊が金属表面で起こると・・・
崩壊後

崩壊時
衝撃波

ｷｬﾋﾞﾃｰｼｮﾝ
崩壊

押し延ばし
↓
金属表面の
塑性変形付与周囲弾性拘束↓圧縮残留応力が生成

３

原子炉容器に対する予防保全措置を含む補修実績と保全活動（３/５）＜冷却材出入口管台の保全＞
高浜２号炉については大飯３号炉の当該部に微小な信号指示が認められたこと（２００８年３月）を踏まえ、 PWSCCを抑制するために溶接部内面全周を研削後、より耐食性に優れた
６９０系ニッケル基合金をテンパービード溶接する予防保全対策工事を実施。

約 100mm

約 4mm

溝切削

ｽﾃﾝﾚｽ鋼セーフエンド管台(低合金鋼)（ステンレス）

600 合金690 合金(3 層以上)

管台
(低合金鋼)

セーフエンド（ステンレス）

仕上げ切削

原子炉容器冷却材
セーフエンド出入口管台（低合金鋼） （ｽﾃﾝﾚｽ鋼）

管台(低合金鋼)

セーフエンド（ステンレス）

予防保全対策工事の概要

４

原子炉容器に対する予防保全措置を含む補修実績と保全活動（４/５）＜炉内計装筒の保全＞
高浜１、２号炉 炉内計装筒のPWSCC予防保全対策としてWJPを実施。
なお、高浜１号炉の＃４８管台については、 WJP施工前のECTで微小信号指示が認められたことから次回（第２２回）定検で加工手入れ（切削）等を実施した後にWJPを実施。

ウォータージェットピーニング施工イメージ
施工箇所 : ５０箇所

【母材内面施工】【Ｊ溶接部施工】

炉内計装筒管台
WJPノズル

ノズル

溶接部（６００系ニッケル基合金）
原子炉容器

高圧ジェット水

炉内計装筒管台５原子炉容器に対する予防保全措置を含む補修実績と保全活動（５/５）
高浜１号炉 炉内計装筒#48管台補修概要
第２１回定期検査における渦流探傷検査（ＥＣＴ）にて、微小な信号指示が認められた炉内計装筒管台１本（＃４８）
について、第２２回定期検査において念のため管台内表面の加工手入れ（切削）を実施。
手入れ前後にはＥＣＴを実施し、前回の定期検査で確認された指示に変化がないこと、及び、手入れ後には指示のないことを確認。
：＃48管台

切削補修概要１８０°

２１回定期検査において微小信号が２７０°
確認された管台９０°

溶接部（６００系ニッケ
ル基合金）

炉内計装筒管台（６００系ニッケル基合金）
今回の特別点検結果

ドリル

０°

炉内計装筒管台 配置概略図（原子炉容器上部から見た図）
炉内計装筒管台仕様（加工手入れ前）
外 径：約３８ｍｍ
内 径：約１５．２ｍｍ
厚 さ：約１１．４ｍｍ
長 さ：約７００ｍｍ(当該管台)

管台内表面約１．８ｍｍの加工手入れ（切削）を実施。
切削後、ブラシ等を用いて仕上げ処理を実施。

微小な信号指示
長さ：約３２mm
深さ：１mm以下

切削箇所
切削補修後の内径

炉内計装筒
原子炉容器下部鏡(低合金鋼)

ニッケル基合金肉盛

切削補修概要図＃４８炉内計装筒管台の概要図

今回の特別点検結果
今回の高浜１号炉#48管台に対する特別点検（ＥＣＴ）により、有意な欠陥が無いことを確認。

６

原子炉容器に対する予防保全の内容○冷却材出入口管台
６００系ニッケル基合金の応力腐食割れ対策
高浜１号炉はWJPを実施

高浜２号炉は溶接部内面全周を研削後に６９０系ニッケル基合金で
溶接を実施

○上蓋管台
６００系ニッケル基合金の応力腐食割れ対策
高浜１，２号炉共に上蓋取替を実施○炉内計装筒６００系ニッケル基合金の応力腐食割れ対策
高浜１，２号炉共にWJPを実施

７

特別点検の実施結果（原子炉容器）
⼀次冷却材ノズルコーナー部6箇所の渦流探傷試験を⾏い有意な⽋陥なし

燃料取換クレーンにより⽬視点検装置、渦流探傷試験装置を吊り下げて試験

原⼦炉容器供⽤期間中検査ロボットを使⽤して試験

ECTプローブ

炉⼼領域の⺟材および溶接部の超⾳波探傷試験を⾏い有意な⽋陥なし

検査範囲

炉内計装筒50箇所の溶接部および管内⾯の渦流探傷試験（ECT）、
⽬視試験(VT)を⾏い有意な⽋陥なし
管内⾯ECT検査

溶接部VT検査８運転経験及び最新知見の反映

９○ 国内外の新たな運転経験及び最新知見の反映
これまでの高経年化技術評価を参考にすると共に、それ以降スクリーニング未実施の２０１４年４月～２０１４
年１２月の国内外の運転経験、最新知見について劣化状況評価への影響を整理し、技術評価への反映要否を判断した。なお、その期間以降の最新知見、運転経験については、審査の状況等も踏まえ、適宜反映。

１．運転経験
国内運転経験として、原子力安全推進協会が運営している原子力発電情報公開ライブラリーにおいて公開されている「トラブル情報」、「保全品質情報」を、海外運転経験として、NRC（米国原子力規制委員会；
Nuclear Regulatory Commission）のBulletin（通達）、Generic Letter及びInformation Noticeを対象としてスクリーニングを実施。期間中の情報において、新たに劣化状況評価書に反映すべき運転経験を抽出する。

２．最新知見スクリーニング対象期間中に発行された原子力規制委員会文書、及び、日本機械学会、日本電気協会、日本原子力学会の規格・基準類、並びに原子力規制委員会のホームページに公開されている試験研究の情報等を検討し、劣化状況評価を実施する上で、新たに反映が必要な知見を抽出する。新たに技術評価に反映した最新知見は以下のとおり。
① 原子力安全基盤機構 原子力発電所のケーブル経年劣化評価ガイド（JNES-RE-2013-2049）、
２０１４年２月発行② 日本電気協会 電気技術規程 原子炉構造材の監視試験方法［2013年追補版］（JEAC 4201-2007[2013年追補版]）、 ２０１４年５月発行③ 実用発電用原子炉施設における高経年化対策実施ガイド（平成27年10月7日、原規規発第1510071号）④ 原子力発電所の高経年化対策実施基準：2015（AESJ-SC-P005:2015）、２０１６年３月発行⑤ 実用発電用原子炉の運転の期間の延長の審査基準の一部改正について（平成28年4月13日、原規規発第1604131号）

経年劣化事象の抽出
経年劣化メカニズムまとめ表
からのスクリーニング

個別条件下での抽出

・ 経年劣化メカニズムまとめ表から経年劣化事象を抽出・ まとめ表作成（２００８年）以降の運転経験（国内外トラブル等）から、考慮すべき経年劣化事象について検討
経年劣化メカニズムまとめ表からのスクリーニング（例）
機能達成に
必要な項目

ポンプの
容量-揚程確保

部位

材料

主軸

ステンレス鋼

羽根車
羽根車リングケーシングリング
軸受箱
軸受（すべり）
軸受（ころがり）
軸継手

ステンレス鋼鋳鋼－－
鋳鉄，炭素鋼鋳鋼－－
低合金鋼，炭素鋼

・
・
・

ケーシング

ケーシングカバー
バウンダリの維持

ケーシングボルト
メカニカルシール
ガスケット
Oリング
ケーシングドレン管

台板
取付ボルト
基礎ボルト

余熱除去ポンプ
○
○
○
○
取替品
○
取替品
ギア型でない

・
・
・

・
・
・

低合金鋼（内面ステンレス盛金） （想定されず）
疲労割れ
ステンレス鋼鋳鋼
応力腐食割れ低合金鋼（内面ステンレス盛金） （想定されず）
疲労割れ
ステンレス鋼鋳鋼
応力腐食割れクロムモリブデン鋼，低合金鋼 腐食－（消耗品・定期取替品）－（消耗品・定期取替品）－（消耗品・定期取替品）
ステンレス鋼
応力腐食割れ
・
・
・

・
・
・

・
・
・

機器の支持

経年劣化事象摩耗
疲労割れ（フレッティング疲労割れ）
疲労割れ（高サイクル疲労割れ）
腐食（キャビテーション）
摩耗（消耗品・定期取替品）
腐食（全面腐食）（消耗品・定期取替品）（消耗品・定期取替品）
摩耗

・
・
・

炭素鋼
炭素鋼
炭素鋼

腐食（全面腐食）
腐食（全面腐食）
腐食（全面腐食）10

各機器個別の条件（型式、材料、使用環境条件等）を踏まえ、構成部品・部位毎に、高経年化対策上着目すべき経年劣化事象を抽出
代表機器について評価
余熱除去ポンプに想定される経年劣化事象想定される経年劣化事象

○
○
○
○
○
取替品
取替品
取替品
○
・
・
・

○
○
○

構成部品単位に分解

監視試験（片）の概要（1/2）

11【中性子照射脆化に対する脆化度合いの把握】
照射脆化の程度を把握するため、原子炉容器内に監視試験片を収納した＜関連温度：母材＞

カプセルを装荷・建設時：８体装荷
・現時点：４体のカプセルを取り出し
脆性遷移温度の調査結果より、脆化傾向を予測。

監視試験片カプセル（単位：℃）

初期値

第１回

第２回

第３回

第４回

１号機

-4

22

54

68

95

２号機

-30

-13

11

18

40

監視試験片カプセルの装荷位置

引張試験片

W

270°
X

カプセル

Y

Z
原子炉容器

破壊靭性試験片

熱遮へい体
炉心そう
カプセル

ドシメータ

A

0°

180
°
V
A

90°
熱遮へい体
原子炉容器

U

T

S

断面A-A

（原子炉容器を上部から見た図）

シャルピー試験片（原子炉容器を側面から見た図）

原子炉容器よりも内側に監視試験片カプセルを装荷し、計画的に取り出して試験することにより脆化の程度を先行的に把握。

監視試験（片）の概要(2/2)○監視試験片カプセルには、以下の種類の試験片が合計50個程度収納されている。
上半分

下半分

【引張試験片】引張特性を求める【ドシメータ】
ウラン粉末の放射能量測定により、カプセルが受けた照射量を求める

約10mm【シャルピー試験片】
ハンマで試験片を打撃し、破壊に費やされたエネルギー(吸収エネ
ルギー)を求める【破壊靭性試験片】
破壊に対する抵抗力(KIC)を求める

約25mm

監視試験片カプセル12

13

高浜１号炉 原子炉容器 上部棚吸収エネルギｰに関する評価

上部棚吸収エネルギーの予測式を用いて６０年経過時点での上部棚吸収エネルギーの予測値を評価した。
高浜１号炉については「（社）日本電気協会 原子力発電所用機器に対する破壊靱性の確認試験方法（JEAC4206-2007）」で要求している６８Ｊを下回ったことから、 JEAC4206の規定に従い破壊力学評価を実施し、健全性に問題ないことを確認している。
上部棚吸収エネルギー予測値（単位：Ｊ）
評価対象時期の上部棚吸収エネルギー予測値から材料のき裂進展抵抗（Jmat）を算出し、2015年4月
運転開始後
各供用状態での想定欠陥に発生するき裂進展力（Japp）と比較した結果、 JEAC4206に規初期値
時点*160年時点*1*2
定されている下記の項目を満足しており、健全性に問題ないことを確認した。
母 材
98
69
65
・延性き裂進展性評価の結果、評価対象部位においてき裂進展抵抗がき裂進展力を上回
高浜１号炉
ることを確認した。
溶接金属
158
115
109
・き裂不安定性評価の結果、評価対象部位においてき裂進展抵抗とき裂進展力が等しい
母 材
141
108
104
高浜２号炉
状態でき裂進展抵抗の微小変化率がき裂進展力の微小変化率を上回ることを確認した。
溶接金属
172
113
106
・欠陥深さ評価の結果、原子炉圧力容器胴部の評価対象部位において母材厚さの75%を*1：板厚tの1/4t深さでの予測値
超えないことを確認した。
*2：将来の設備利用率を80%と仮定して算出
・塑性不安定破壊評価の結果、評価対象部位において塑性不安定破壊を生じないことを確認した。

高浜１号炉 破壊力学評価結果
供用状態 Ｃ

供用状態 Ａ，Ｂ

供用状態 Ｄ

200

200

200

150

150

150

100

Jmat.

J (kJ/m2)

Jmat.

J (kJ/m2)

J (kJ/m2)

Jmat.

100
Japp.

Japp.

Japp.

50

50

50

0

0
0

1

2
Δa (mm)

100

3

0
0

1

2
Δa (mm)30

1

2
Δa (mm)3∆a：き裂進展量

照射誘起型応力腐食割れ

14○ 評価対象機器：炉内構造物（炉心バッフル、炉心そう、バッフルフォーマボルト等）【評価例】： バッフルフォーマボルト

健全性評価
バッフルフォーマボルトについては、原子力安全基盤機構「照射誘起応
力腐食割れ（IASCC）評価技術」事業で得られた最新知見を用いて評価した結果、運転開始後６０年時点でのボルトの損傷本数は「日本機械学会 維持規格」に規定される管理損傷ボルト数（全体の20%）以下
であり、安全に関わる機能を維持できる。

原子炉容器

炉心そう

現状保全
バッフルフォーマボルト
炉心そう
バッフル板
フォーマ板

フォーマ板 バッフル板○バッフルフォーマボルトに対して、以下の定期検査時に超音波探傷検査を実施。有意な指示なし。
１号炉：第１３回 (1991～ 1992年度)、第１７回(1997年度)
２号炉：第１１回 (1990年度)、第１５回(1995年度)○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。
○今後、炉内構造物の取替を計画している。炉内構造物の取替が実施
できない場合はバッフルフォーマボルトに対する超音波探傷検査を計画している。

総合評価
バッフルフォーマボルトの損傷が炉心の健全性に影響を与える可能性はないと考えられる。
バッフルフォーマボルト

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構造図

高経年化への対応○バッフルフォーマボルトの可視範囲について定期的に水中テレビカ
メラによる目視確認を実施していく。
○炉内構造物の取替を計画しているが、炉内構造物の取替が実施できない場合には、適切な時期にバッフルフォーマボルトに対して超音波探傷検査の実施を検討する。

低サイクル疲労割れ

15【疲労割れに対する審査基準の要求事項】
健全性評価の結果、評価対象部位の疲れ累積係数が１を下回ること。

原子炉容器 冷却材出入口管台に対する評価【高浜１号機】 主な想定事象の例

運
転
状
出口管台

入口管台

態
Ｉ

起動（温度上昇率55.6℃／ｈ）
停止（温度下降率55.6℃／ｈ）
負荷上昇（負荷上昇率5%/min）
負荷減少（負荷減少率5%/min）
90%から100%へのステップ状負荷上昇
100%から90%へのステップ状負荷減少
燃料交換
０％から１５％への負荷上昇
１５％から０％への負荷減少
他…

負荷の喪失
外部電源喪失Ⅱ １次冷却材流量の部分喪失
１次系漏えい試験
他…

運転実績＋60年までの想定回数
９９
９９
７１０
６８７
５
６
５５
１１２
８６
４
５
４
１０５

冷却材入口／出口管台の疲労評価結果
原子炉容器の疲労評価対象部位【評価結果】
６０年時点までの疲労累積係数が、許容基準の１以下であることから、疲労割れ発生の可能性はないと評価。

評価対象部位

疲労累積係数（許容値：１以下）
１号炉
２号炉

冷却材入口管台

０．０５４

０．０４４

冷却材出口管台

０．０６５

０．０５２

絶縁低下 （１／２）

16

評価対象機器： ケーブル、電気ﾍﾟﾈﾄﾚｰｼｮﾝ、弁電動装置等【評価例】： 低圧ケーブル（難燃ＰＨケーブル）健全性評価
１．長期健全性試験 （運転による劣化と事故時条件を付与）
供試ケーブル

熱・放射線による最大事前劣化条件、
設計基準事故試験条件及び耐電圧試験結果※3

設計基準事故時相当の放射線照射
設計基準事故時雰囲気暴露

最大劣化条件(温度-放射線-時間)

100℃ - 94.8Gy/h- 4,003時間

集積放射線1500kGy

最高温度

190℃

最高圧力

0.41MPa[gage]

耐電圧試験結果
耐電圧試験※2による判定

耐電圧試験条件

判 定

課電電圧：1500V／1分間

良

試験手順及び健全性判定方法※１※１：「原子力発電所のケーブル経年劣化評価ガイド（JNES-RE-2013-2049）」（ＡＣＡガイド）に基づく試験手順及び健全性判定方法※2：耐電圧試験は、日本工業規格「ゴム・プラスチック絶縁電線試験方法」（JIS C 3005:2000）の試験※3：「原子力プラントのケーブル経年変化評価技術調査研究に関する最終報告書（JNES-SSレポート）」２．布設環境下における健全性維持期間を確認試験で健全性が確認された条件は、相当する
実布設環境条件（供用期間）でもその健全性が維持できる。
⇒絶縁体の破断するまでの伸び値データ（事前計測）を踏まえ、試験で健全性が確認できている最大の劣化条件が、実機環境の何年相当になるかを確認。

破断までの伸び通常運転時相当の熱と放射線による加速同時劣化

試験条件の
劣化特性
実機環境での劣化特性（予測）
100℃-94.8Gy/h- 4,003時間

期間

50℃-0.0005Gy/h- 99年間 に相当

60年

試験結果から評価年数を確認 （イメージ図）

絶縁低下 （２／２）

17

３．評価結果
高浜１号 難燃ＰＨケーブル実布設環境での健全性評価期間

布設区分
ループ室
加圧器室上部
通路部

実布設環境条件
温度

放射線量率

[℃]

[Gy/h]

50＊１

0.013050

0.000547＊１0.00130.000247＊１＊１：動力ケーブルの温度上昇を更に考慮する＊２：ケーブルの取替えを考慮した期間

評価期間
[年]

約65＊２
約99
約74＊２
約54＊２

高浜2号 難燃ＰＨケーブル実布設環境での健全性評価期間

布設区分

実布設環境条件
温度[℃]

ループ室
加圧器室上部
通路部

放射線量率[Gy/h]

48＊１

0.020248

0.0000147＊１

0.00001

評価期間
[年]

約66＊２
約117
約47＊２

＊１：動力ケーブルの温度上昇を更に考慮する＊２：ケーブルの取替えを考慮した期間

54年以降では絶縁低下の可能性があり、評価時期までに取替が必要

47年以降では絶縁低下の可能性があり、評価時期までに取替が必要

現状保全
制御・計装用ケーブルについては 定期的に系統機器の動作、電力用ケーブルについては 定期的に絶縁抵抗測定を行い、絶縁低下による機能低下がないことを確認している。

総合評価
通路部布設の一部の難燃ＰＨケーブルを除いて、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と評価。

高経年化への対応
通路部に布設の一部の難燃ＰＨケーブルは、評価期間に至る前に取替を実施する。
長期保守管理方針

２相ステンレス鋼の熱時効【評価例】： 一次冷却材管
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、材料のき裂進展抵抗（Jmat）とき裂進展力（Japp）の交点においてJmatの傾きがJappの傾きを上回ることから、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

加圧器サージライン用管台部の例

Ｊａｐｐ，Ｊｍａｔ（ＫＪ／ｍ２）○評価対象機器：一次冷却材管、加圧器サージ配管、
一次冷却材ポンプケーシング、
下部炉心支持柱18（フェライト量 13.7％，応力 約215N/mm2）（1号炉）（き裂進展抵抗）（き裂進展力）dJ mat dJ app>dada
at J mat = J app

評価用き裂半長加圧器サージライン用管台

定期的に溶接部の超音波探傷検査を実施している。
① 直管

総合評価

② エルボ

一次冷却材管の熱時効が問題となる可能性はない。
また、保全内容も適切である。

図中③～⑦
は管台等を
示す

高経年化への対応
現状保全項目に高経年化対策の観点から追加すべきものはない。
内は商業機密に属しますので公開できません。

一次冷却材管概要図

コンクリートの強度低下及び遮蔽能力低下

19○ 評価対象構造物：外部遮蔽壁、内部コンクリート、原子炉格納施設基礎等
健全性評価
運転開始後60年経過時点までの供用を想定し、熱、放射線照射、中性化、塩分浸透、機械振動、アルカリ
骨材反応等の影響を特別点検の結果を踏まえて評価。
【評価例】： コンクリートの強度低下（熱）・運転時に最も高温となる箇所として、内部コンクリート（１次遮蔽壁）の原子炉容器支持構造物直下部を選定のうえ評価。当該部位の最高温度は、温度分布解析の結果、約６４℃であり、温度制限値の６５℃を下回る。

・また、熱の評価点近傍から採取したコアサンプルについて、特別点検において強度試験を行った結果、設計基準
強度を上回っている。
熱の評価点近傍の強度試験結果（1号炉）
内部コンクリート（1次遮蔽壁）設計基準強度

強度試験結果20.6N/mm2（210kgf/cm2)

25.5N/mm2（260kgf/cm2)

現状保全
・定期的にコンクリート表面のひび割れ、塗膜の劣化等の目視確認及び必要に応じ塗装の塗替え等の補修を実施している。
・非破壊検査等を実施し、急激な経年劣化が生じていないことを確認している。
総合評価
健全性評価結果から判断して、今後、強度低下が急激に発生する可能性は極めて小さく、遮蔽能力低下の可能性はないと考えられる。
また、保全内容も適切である。
高経年化への対応

内部コンクリート（１次遮蔽壁）

現状保全項目に高経年化対策の観点から追加すべきものはない。

耐震安全性評価 （概要一覧）

20

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※１を実施した。
経年劣化事象

主な耐震安全性評価内容

疲労割れ

通常運転時の疲労累積係数に、地震時に作用する振動応力による疲労累積係数を加算した合計値
が許容値の1を上回らないことを確認する。

（１次冷却材管、原子炉容器等）

中性子照射脆化（原子炉容器胴部）

熱時効（１次冷却材管等）

照射誘起型応力腐食割れ（バッフルフォーマボルト）

摩耗（制御棒クラスタ案内管等）

全面腐食（基礎ボルト 等）

流れ加速型腐食（配管、熱交換器 等）

劣化状況評価の加圧熱衝撃事象に対する評価において、事故時に原子炉容器に働く力（KI）に、地
震荷重による応力増分を加えた評価を行い、原子炉容器の破壊境界を越えないことを確認する。
劣化状況評価の１次冷却材に対する熱時効評価において、運転時の荷重に地震時の働く荷重を加えたき裂進展力が、材料のき裂進展抵抗を上回らないことを確認する。
全8段のうち2段目～7段目のﾊﾞｯﾌﾙﾌｫｰﾏﾎﾞﾙﾄ（全体の3/4）が折損したと仮定して、残るﾊﾞｯﾌﾙﾌｫｰﾏﾎﾞ
ﾙﾄに生じる地震時の発生応力を算出し、許容値を上回らないことを確認するとともに、地震時の制御
棒挿入時間が許容値以下であることを確認する。
制御棒クラスタ案内管および被覆管については、案内板と被覆管の摩耗量を仮定した地震応答解析を実施し、地震時の制御棒挿入時間が許容値以下であることを確認する。
蒸気発生器などの重機器支持構造物について、支持脚などのヒンジ摺動部に摩耗による摺動部面積の減少を仮定して、地震時の支持部の発生応力を算出し、許容応力を上回らないことを確認する。
基礎ボルト等に、想定される最大の腐食減肉量（ボルト径の減少）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する。
配管などに発生する可能性のある減肉量を仮定して、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する。

※１ ＪＥＡＧ４６０１「原子力発電所耐震設計技術指針」等に準じて評価を実施

耐震安全性評価 （配管減肉の評価例）

21

配管減肉の起こり得る、エルボ、レジューサ、オリフィス等の偏流発生部位及びその下流部が周軸方向に減肉したと想定して、地震時の発生応力を算出し、許容応力を上まわらないこと、または、疲労累積係数が許容値の１を上まわらないことを確認した。
：減肉想定箇所
配管断面
耐震重要度Cクラス配管の評価結果
元の肉厚実測データに基づく予測肉厚

高浜１号炉
耐震 応力比＊１
重要度

評 価 対 象減肉評価条件

第４抽気系統配管

実測データに基づく肉厚（周軸方向一様減肉）

Ｃ

0.60

グランド蒸気系統配管

実測データに基づく肉厚（周軸方向一様減肉）

Ｃ

0.88

復水系統配管

実測データに基づく肉厚（周軸方向一様減肉）

Ｃ

0.84

管理指針を定め超音波を用いた肉厚測定により配管の肉厚管理を継続的に実施している。

ドレン系統配管

実測データに基づく肉厚（周軸方向一様減肉）

Ｃ

0.94

耐震安全性評価

高浜２号炉
耐震 応力比＊１
重要度

評 価 対 象減肉評価条件

第４抽気系統配管

実測データに基づく肉厚（周軸方向一様減肉）

Ｃ

0.74

グランド蒸気系統配管

実測データに基づく肉厚（周軸方向一様減肉）

Ｃ

0.60

復水系統配管

実測データに基づく肉厚（周軸方向一様減肉）

Ｃ

0.88

ドレン系統配管

実測データに基づく肉厚（周軸方向一様減肉）

Ｃ

0.70

＊1：応力比＝一次応力／許容応力

必要最小肉厚減肉想定のイメージ

現状保全

全ての管理対象箇所に対して必要最小肉厚 まで周軸方向一様減肉した状態を想定し、耐震安全性評価を実施した。 その結果を踏まえ、一部の耐震安全性が確認できなかった箇所に対して実測データに基づく予想肉厚での耐震安全性評価を実施し、問題のないことを確認した。

高経年化への対応
現状保全項目に加えて、実測データに基づく予測肉厚により耐震安全性を確認した第４抽気系統配管等について、耐震性が確認できた限界肉厚に到達するまでに、サポート改造等の設備対策工事を行う。また、これを反映し、必要最小肉厚までの減肉を想定した耐震安全性評価を実施する。

長期保守管理方針

４０年目の評価で追加する評価

経年劣化傾向の評価（30年目評価との比較例）

22

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（高浜１号炉の例）＜低サイクル疲労＞
６０年時点の予測値
機器・設備

部位

（（

）内は環境疲労を考慮した値）

３０年目評価
0.097（0.049）４０年目評価0.235（0.130）ケーシング吐出ノズル

0.263（0.541）

0.022（0.337）

給水入口管台0.161（0.694）0.073（0.235）

管板廻り

0.418
（0.119）0.123（0.099）

ケーシング脚部
１次冷却材ポンプ

相違の主な理由
告示５０１号→設計・建設規格、環境中疲れ寿命指針→
JSME 環境疲労評価手法の変更
ケーシング脚部は脚部拘束条件の変更
不静定モデル→FEMモデルの変更
給水入口管台は過渡回数の変更
告示５０１号→設計・建設規格

蒸気発生器

環境中疲れ寿命指針→JSME 環境疲労評価手法の変更＜原子炉容器の中性子照射脆化の評価例＞
６０年時点の予測値
３０年目評価４０年目評価JEAC4201-2000

JEAC4201-2007／2013追補版

胴部(母材)

83

97

胴部(溶接金属)3052

胴部(熱影響部)

48

62

胴部(母材)

64

65

胴部(溶接金属)

99

109

胴部(熱影響部)

119

112

項 目

関連温度(℃)

上部棚吸収エネルギー(J)部 位

相違の主な理由・第４回監視試験結果を反映
・ JEAC4201-2000 か ら JEAC4201-2007 ／2013追補版に変更
・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Ｕ
ＳＥ予測式に変更

23

保全実績の評価
保全実績の評価の結果
高浜１号炉
９件
０件
９件（３件）

30年目の高経年化技術評価以降に高浜１号炉で発生した事故・トラブル等
・法令に基づく報告対象情報
・保全品質情報に係わるもの

高浜２号炉
１２件
２件（１件）
１０件（１件）（）内：経年劣化事象に起因する事故・トラブル等〔ＮＵＣＩＡで時間依存性有と整理した事象〕

保全品質情報発生日
1.制御棒クラスタ案内管支持ピン（ナット、止めピン）摩耗
2.２次系配管肉厚測定結果
3.非常用ディーゼル発電機からの潤滑油漏えいについて
4.蒸気発生器１次冷却材入口管台溶接部での傷の確認について

高浜１号炉
２００４．５．１２
２００５．９．２０
２０１１．３．９－

1. 制御棒クラスタ案内管支持ピンの外観検査にて、全１０６本中１本の廻り止めピンおよびナットに摩耗が確認された。過去に大飯２号炉で発生した摩耗状況と同様に１次冷却材の流体振動により摩耗したと推定される。
2.美浜３号炉事故を踏まえ、２次系配管１２０９箇所について肉厚測定（超音波検査１２０１箇所）
や目視点検の結果、計算必要厚さを下回っている箇所が３箇所（蒸気発生器ブローダウンブ
ロー水回収ポンプミニマムフロー管）確認された。エロ－ジョン・コロージョンによる減肉と推定される。
3.Ｂ－非常用ディーゼル発電機（以下、Ｂ－ＤＧという）の分解点検後の試運転にて、4台あるクランク室安全弁から潤滑油が吹き出したため、Ｂ－ＤＧを停止した。運転により、燃料油供給ポン
プの油溝に潤滑油の残渣が堆積し、潤滑油の流れが妨げられたため、駆動軸と軸スリーブの摺動部が高温となり、摺動部周辺の潤滑油が気化することにより、クランク室内の圧力が上昇
し、クランク室安全弁が動作したものと推定される。
4.美浜２号炉の蒸気発生器（以下、「ＳＧ」という。）入口管台溶接部で傷が確認されたことを踏まえ、渦流探傷試験（以下、ＥＣＴという）を行ったところ、ＳＧに有意な信号指示が認められた。取替用ＳＧの製作時、６００系ニッケル基合金溶接部に機械加工を行なったことにより、内表面において高い残留応力が発生し、その高い応力によるＰＷＳＣＣが発生したものと推定される。また、発生した割れは、運転時の応力等により軸方向に進展したものと推定される。

高浜２号炉－
２００６．５．１１－
２００７．１２．４

評価結果
1.、3.および4.の劣化事象については、
３０年目の高経年化技術評価で発生を想定できなかったものおよび３０年目の高経年化技術評価が不足していたものであり、これらを含めて、３０年目
評価時の考え方、評価方法等の考察を実施し、劣化状況評価に反映を行った。また、2.については、美浜３号炉２次系配管破損事故を踏まえ、対象範囲を追加したものであり、点検手法として適切であったと考える。

４０年目の評価で追加する評価

24

長期保守管理方針の有効性評価

長期保守管理方針の有効性評価の結果
高浜１号炉

高浜２号炉

30年目に策定した長期保守管理方針

２４件

２４件

①有効性が認められた方針

２４件

２４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

０件

０件

有効性が認められた方針の事例
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
高浜１号炉
原子力安全・保安院指示文書に基づき、第２２回定期検査時（２００４年度）にサージ用管台の超音波探傷検査およびベアメタル検査、また、第２６回定期検査時（２００９年度）にサージ用管台のベアメタル検査を実施し、それぞれ健全性を確認するとともに、第２７回定期検査時（２０１０年度～）にサージ用管台溶接部は、予防保全として、より耐食性に優れた６９０系ニッケル基合金での溶接に変更していることから，長期保守管理方
針は有効であったと考える。

加圧器のニッケル基合金（600系ニッケル基合金）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）または「発電用原子力設備における 高浜２号炉
破壊を引き起こすき裂その他の欠陥の解釈について（内規）の制定について」（平成21年 原子力安全・保安院指示文書に基づき、第２２回定期検査時（２００４年
2月27日、平成21年12月25日）に基づく超音 度）、第２３回定期検査時（２００６年度）および第２５回定期検査時（２００波探傷検査およびベアメタル検査を実施する。 ８年度～２００９年度）にサージ用管台の超音波探傷検査およびベアメタ
ル検査を実施し、健全性を確認するとともに、第２６回定期検査時（２０１０
年度）にサージ用管台溶接部は、予防保全として、より耐食性に優れた６９０系ニッケル基合金での溶接に変更していることから，長期保守管理方
針は有効であったと考える。

非難燃ケーブルの耐久性（審査会合資料抜粋）

25

第303回原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合（平成27年12月8日）「資料２－１ 高浜発電所 １号炉及び２号炉 非難燃ケーブルに防火措置を施すことによる難燃性能の向上について 審査会合における御指摘事項の回答」 より抜粋

非難燃ケーブルの耐久性（審査会合資料抜粋）

26

第303回原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合（平成27年12月8日）「資料２－４ 高浜発電所 １号炉及び２号炉 設置許可基準規則等への適合性について（設計基準対象施設等）－(第８条 火災による損傷の防止)－（抜粋）」 より抜粋