美浜・大飯・高浜発電所の安全性向上対策の実施状況等

参考資料
2020年10月27日

これまでの委員会等において事業者から提出された資料
設備対策

・・・

参考１

安全管理体制の強化等

・・・

参考64

外的事象への対応

・・・

参考83

中長期対策等・・・

参考87

運転期間延長に係る対応

・・・

参考90

美浜3号機、高浜1,2号機の安全対策設備（電源設備）
非常用ディーゼル発電機

外部電源

嶺南変電所

高浜変電所

500kV

美浜発電所

高浜連絡線

【２台/1ﾕﾆｯﾄ】

77kV
丹生線

【２系統/1ﾕﾆｯﾄ】

敦賀線

【2台】

275kV

高浜線

美浜線

【２系統】

新綾部変電所

北陸電力
敦賀変電所

青葉線

既存設備

︵福島第一原子力発電所事故前︶

バッテリー

参考1

77kV

高浜発電所

使用出来ない場合に備えて

非常用母線（負荷は一例）

計器用電源盤

電動補助給水ポンプ

海水ポンプ

空冷式非常用発電装置

余熱除去ポンプ

格納容器スプレイポンプ

電源車

追加設備・対策

1825kVA【２台】

610kVA【２台＋予備1台】

1825kVA【２台/1ﾕﾆｯﾄ】

610kVA【２台＋予備1台/1ﾕﾆｯﾄ】

美浜3号機の写真、設備仕様を記載、 [ ]は高浜1,2号機の設備仕様

参考2

美浜3号機、高浜1,2号機の安全対策設備（冷却設備）
格納容器
格納容器スプレイ

蒸気放出ライン蒸気（タービンへ）

燃料取替用水ﾀﾝｸ
給水

復水タンク

既存設備

︵福島第一原子力発電所事故前︶

純水タンク

原子炉容器

原子炉補機冷却器
格納容器スプレイポンプ
内部スプレポンプ

充てん/高圧注入ポンプ

余熱除去ポンプ

147m3/h【3台】
147m3/h【3台/ﾕﾆｯﾄ】

852m3/h【2台/ﾕﾆｯﾄ】

423m3/h【4台】
423m3/h【4台/ﾕﾆｯﾄ】

使用出来ない場合に備えて恒設代替低圧注水ポンプ

120m3/h【１台】

更なるバックアップ

追加設備

原子炉下部キャビティ注水ポンプ

3200m3/h【4台/ﾕﾆｯﾄ】

大容量ポンプ

1440m3/h【2台＋予備１台】

可搬式代替低圧注水
ポンプ（＋送水車）

120m3/h【1台】
120m3/h【1台/ﾕﾆｯﾄ】

150m3/h/台【2台＋予備１台】

150m3/h【2台＋予備1台
/発電所】

海水ポンプ

3200m3/h【4台】

852m3/h【2台】

電動補助給水ポンプ

タービン動補助給水ポンプ

85m3/h【2台】
75m3/h【2台/ﾕﾆｯﾄ】

171m3/h【1台】
148m3/h【1台/ﾕﾆｯﾄ】

送水車

1800m3/h【2台(1,2号機共用)
＋予備１台
/発電所】

120m3/h【1台/ﾕﾆｯﾄ】※写真は高浜※写真は高浜海

210m3/h【2台＋予備1台
/発電所】
中圧ポンプ

海水ポンプモータ予備【１台】【１台/ﾕﾆｯﾄ】

300m3/h【2台＋予備１台】

30m3/h【2台】
50m3/h【1台/ﾕﾆｯﾄ】

美浜3号機の写真、設備仕様を記載、 [ ]は高浜1,2号機の設備仕様

内部火災防護対策工事

参考3○安全機能を有する機器に使用されている非難燃ケーブルについては、難燃ケーブルへの引替えや不燃材の防火シート施工による防火措置を実施。
○火災の影響軽減のため、異なる種類の火災感知器やハロン消火設備、スプリンクラー等を追加設置。
非難燃ケーブルへの対応

防火措置（防火シート施工）

ケーブルの防火措置範囲
中央
制御室

防火シート
電源盤

ケーブル

ケーブルトレイ

配線
処理室＜防火シート施工イメージ＞（参考）耐延焼性試験による防火措置の性能確認
リレ-室

ポンプ

場

現地機器

現

Ｐ

現地盤
Aﾄﾚﾝ

ケーブルトレイ

非難燃
ケーブル

制御盤
Bﾄﾚﾝ

制御盤
Aﾄﾚﾝ

現地盤
Bﾄﾚﾝ

防火シート
（不燃材） 防火シートで覆ったケーブルを、バーナにより加熱試験
中の写真

加熱源
（バーナ）

現地盤

火災感知器、消火設備設置例
火災感知器、スプリンクラーの設置

︓難燃ケーブルに引替え

火災感知器

︓非難燃ケーブル使用箇所について防火シートを施工
工事内容に、高浜1,2号機との違いはない。
＜対策範囲(割合)＞ ケーブル総延長︓約1,000km（高浜1,2号機 約1,300km）
引替え︓約50％（高浜1,2号機 約60%）
防火シート施工︓約50％（高浜1,2号機 約40%）

ハロン消火設備の設置

ポンプ

スプリンクラーヘッド
ハロン消火剤ノズル

高浜1､2号機 ケーブル火災防護対策工事関係（防火シート施工の悪影響の評価）

参考4
第303回審査会合（H27.12.8)
資料２−１を抜粋

複合体を形成しても、ケーブルやケーブルトレイが保有する機能に問題のないことを確認。
ケーブル及びケーブルトレイの保有機能を阻害する要因を抽出し、検証方法を定める。
機能項目

ケ
ブ
ル
の
保
有
機
能

電気的
機能

機能を阻害する要因
導体抵抗増加×︓導体に直接接触しない

導体の断線

×︓導体に直接接触しない

放熱性の低下○︓外部への放熱性が低下し、使用電流による発熱により絶縁体の許容温度を超過

絶縁性能低下○︓防火シートがケーブルに直接触れることによる絶縁性能低下

シースの損傷○︓防火シートがケーブルに直接触れることで化学的にシー
スを侵食

通電機能
絶縁体許容温度の範囲
内で機器等の使用電流が通電できること。

絶縁機能
導体を外部から絶縁できること。

機械的機能

シースによる
保護機能
ケーブル形状を保ち
外的要因から保護できること。

ケーブルトレイの
保有機能

ケーブル
保持機能

複合体形成による影響の有無

ケーブルトレイの損傷敷設されるケーブルを保持できること。

なお、評価結果については、工事計画認可申請段階で示す。

○︓防火シートがトレイに直接触れることで化学的にトレイを侵食○︓複合体形成による重量増加
×︓影響無し○︓影響の可能性有り

検証方法

IEEE848-1996に準拠した
電流低減率試験を実施し、放熱性の低下によりケーブルの通電機能に問題ないことを確認
JIS C 3005に準拠した絶縁抵抗試験, JIS C 3605に準拠した耐電圧試験を実施し、ケーブルの絶縁機能に影響がないことを確認JIS K 6833-1 5.3に準拠したpH試験を実施し、化学的な侵食によりシースによる保護
機能及びケーブル保持機能に影響がないことを確認
重量増加が、ケーブルトレイの設計裕度の範囲内であること
を確認

参考5

ケーブルの火災防護対策実施状況（複合体形成︓防火シート施工）〇 発電所で使用するケーブルは計装、制御及び電力ケーブルの3種類に分けられ、種類毎にケーブルトレイ等で敷設。
〇 以下の非難燃ケーブルについては安全性向上及びリスク低減の観点より、難燃ケーブルに取替え。
・ 原子炉格納容器内の安全機能を有する機器等のケーブル（防火シートがデブリとなるリスクを低減）
・ 通電時間の長い高圧電力ケーブル（過電流による発火リスクを低減）
・ ケーブル処理室(リレー室含む)のケーブル（可燃物であるケーブル物量の大幅な削減）〇 上記以外の安全機能を有する機器に使用する非難燃ケーブルは、不燃材の防火シートによりケーブル及びケーブルトレイを覆った複合体を形成することで難燃性を確保。ケーブルトレイの方向(水平､垂直)、形状(Ｌ字､Ｔ字等)毎に定めた施工要領により施工。

② 防火シート施工例① 防火シートの施工方法
重ね代

ケーブル
トレイ

防火シート

結束ベルト

ケーブル

垂直

シートで
覆う
施工前

Ｌ字型

施工後

ケーブル
ケーブトレイ

【施工例】

防火シート

A

下記の寸法を満たすように施工

施工例

A. 防火シート間重ね代︓≧120ｍｍB. 結束ベルト間隔︓≦300mm

B

C

結束ベルト

C. シート押さえ器具間隔︓≦900mm

シート押さえ器具

参考6

防火シート施工によるケーブル通電時の熱影響について

１．防火シート施工によるケーブル通電時の熱影響について
ケーブルに通電できる許容電流は、通電によるケーブル表面からの発熱に対し、ケーブル周辺との温度差による冷却効果が関係している。
ケーブルトレイへの防火シート巻き付けにより、通電時のケーブル表面からの発熱が防火シート内でこもると、ケーブル冷却効果が低減するため、ケーブルの許容電流値（ケーブルの絶縁性を維持しつつ安全に流すことができる最大電流値）は制限を受けることとなる。
この点について、防火シートを巻き付けた場合の熱影響度合いを検証試験により確認している。
２．検証試験方法の考え方について
実機プラントにおけるケーブルトレイのうち、①発熱量が小さい制御・計装ケーブルを敷設しているが最も熱がこもりやすいソリッドトレイ（蓋有）および②発熱量が大きい電力ケーブルを敷設しているラダートレイ（蓋無）を供試体として、現地と同様に防火シートの巻き付け有・無の条件で電流を流し、ケーブル温度が基準温度となった時の電流値を測定・比較することにより、許容電流値の変化を検証した。
３．試験結果下表に検証試験結果を示す。
①ソリッドトレイ（蓋有）については、もともと鋼鉄製の密閉構造（熱がこもりやすい）であり、さらに防火シートを巻き付けた場合の許容電流への影響はほとんどなかった。制御・計装ケーブルは、ソリッドトレイ（蓋有）時のトレイ内温度を考慮し、許容電流に裕度がある
ケーブルを選定しているため、防火シート巻き付けによる影響はほとんどないことを確認した。
②ラダートレイ（蓋無）は開放構造（放熱がよい）のため、防火シート巻き付けにより許容電流が約20%低下したが、 電力ケーブルは定格電流に比べて十分に余裕がある許容電流のものを選定しているため、防火シート巻き付け後も機能影響がないことを確認した。
以上より、防火シート巻き付け時の温度上昇（熱のこもり）によるケーブル特性（健全性）へ悪影響のないことを確認した。

検証モデル
蓋付ソリッドトレイ

蓋付ソリッドトレイ＋防火シート施工

比較

蓋無ラダートレイ

蓋無ラダートレイ＋防火シート施工

比較

検証試験 結果
トレイ形状①ソリッド蓋有②ラダー蓋無防火シート施工

無

有

無

有

許容電流 [A]

18.6

18.6
（0%減）

27.3

22.1
（約20%減）*（試験方法）
発熱量が大きい電力ケーブルをトレイ内に多層敷設し、すべてのケーブルに電流を流し、防火シート巻き付け有・無のそれぞれでケーブル温度が基準温度になった時の電流値を測定することにより、発熱による許容電流への影響を検証。

＊:ラダートレイ（蓋無）の試験結果より、防火シート施工により許容電流が約20%低下
するものの、ケーブルの選定にあたっては、常時の負荷電流に加え、故障時の短絡電流
および電圧降下を考慮したケーブルサイズとしており、許容電流が定格電流に対して3倍程度の裕度を有していることから、ケーブル機能に影響がないことを確認した。

高浜3,4号機、高浜1,2号機および美浜3号機の原子炉下部キャビティ室への注水

参考7

美浜3号機、高浜1,2号機

高浜3,4号機

原子炉下部キャビティ

CVスプレイ水新設

原子炉下部キャビティ注水ポンプ

CVスプレイ水

燃料取替
用水タンク
より

連通管
原子炉下部キャビティと原子炉格納容器最下階
フロアで水のやり取りを行うために設置。

約1m

床面ELが
外周区画と
同レベル

外周区画から優先的に下部キャビティへ水が流れる

約1.2m

直接注水により下部キャビティに先行蓄水させる

概要
・美浜3号機は原子炉下部キャビティ注水ポンプを用いた原子炉下部キャビティ直接注水により、溶融
炉心落下までに溶融炉心-コンクリート相互作用（以下、「MCCI」）抑制に必要な水量を原子炉
下部キャビティへ速やかに蓄水。
・原子炉下部キャビティ注水ポンプ停止後は、恒設
代替低圧注水ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イにより、原子炉格納容器最下階フロアの連通管上端以上の水位まで蓄水し連通管を通して原子炉下部キャビティに継続的に水が供給されることで、長期的にMCCI抑制に必要な水位を維持。

原子炉下部キャビティ
直接注水配管連通管E.L.+9.6m

原子炉下部連通管設置（予定）高浜1､2号機 原子炉下部キャビティ注水ポンプ設置工事関係（格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却に関する対応手順）

参考8

想定例︓大破断ＬＯＣＡ時に高圧注入機能、低圧注入機能及び格納容器スプレイ注入機能が喪失する事故（CV過圧破損シーケンス）
事象発生

①

炉心損傷

格納容器サンプＢ水位約６０％︓連通管下端位置相当
格納容器サンプＢ水位６５％︓水位約６２％（連通管上端相当）＋２％（計器誤差）＋余裕

炉心損傷確認

炉心出口温度︓350℃及び格納容器内高レンジエリアモニタ︓1×105mSv/hNO

ＣＶサンプＢ広域水位

L

スプレリングヘッダ
代替格納容器スプレイ流量120m3/h

恒設代替低圧注水ポンプによる代替格納容器スプレイ操作が成功し、原子炉下部
キャビティ直接注水開始②

操作が成功し、格納容器圧力及び温度が低下傾向

65%
約60%（1.2ｍ）

格納容器サンプＢ水位
69%未満か

②原子炉下部
キャビティ注水
ポンプ及び恒設代替低圧
注水ポンプ
起動
事象発生後
約50分

L

（ ）内は原子炉下部キャビティ床面からの水位
スプレリングヘッダ③

原子炉下部キャビティ
直接注水流量120m3/hＣＶサンプＢ広域水位

代替格納容器スプレイ流量120m3/h

原子炉下部キャビティ水位計が動作し、かつ格納容器サンプＢ水位が65%以上になれば原子炉下部キャビティ直接注水停止

破断水の流入

運転

運転

②

①事象発生

（ ）内は原子炉下部キャビティ床面からの水位

原子炉格納容器減圧手順へ

YES

原子炉下部キャビティ注水ポンプ
による原子炉下部キャビティ直接注水

原子炉下部キャビティ
直接注水流量
0m3/h

停止

停止

65%
約60%（1.2ｍ）

全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却系機能喪失
格納容器サンプＢ水位
65%未満か

スプレリングヘッダ
代替格納容器スプレイ流量
0m3/h

NO

YES

格納容器内への代替格納容器
スプレイ停止

停止

運転
ＣＶサンプＢ広域水位
65%
約60%（1.2ｍ）

原子炉下部キャビティ
直接注水流量0m3/h

L（ ）内は原子炉下部キャビティ床面からの水位③原子炉下部
キャビティ注水
ポンプ
停止
事象発生後
約3.5時間高浜1､2号機 原子炉下部キャビティ注水ポンプ設置工事関係（原子炉下部キャビティ時間経過の水位グラフ）

参考9

想定例︓大破断ＬＯＣＡ時に高圧注入機能、低圧注入機能及び格納容器スプレイ注入機能が喪失する事故（CV過圧破損シーケンス）

5

原子炉下部キャビティ
原子炉下部キャビティ
格納容器最下階部
格納容器最下階部

原子炉下部キャビティ床面からの水位

恒設代替低圧注水ポンプによる代替格納容器スプレイ及び原子炉下部キャビティ注水ポンプによる原子炉下部キャビティ
直接注水の開始（約50分）

4

原子炉下部キャビティから
格納容器最下階部へ流出開始

3

原子炉下部キャビティ注水ポンプによる原子炉下部キャビティ直接注水の停止

原子炉容器破損（約2.0時間）（原子炉容器破損時点の原子炉下部キャビティ水位︓約1.6m）

2
破断流に
より水位上昇1

格納容器最下階部から原子炉下部キャビティへ流入開始

(m)

0
0

1

2
時

間

3

4

(時)

高浜1,2号機 格納容器上部遮蔽設置

参考10

格納容器上部にドーム状の鉄筋コンクリート造の遮蔽を設置し、外部遮蔽壁を補強する。

①外部遮へい壁頂部の撤去③上部遮へいの設置完了②外部遮へい壁の補強

1号機①

外部遮へい壁頂部の
撤去

２号機

約 ４４ｍ
上部遮へい
(0.3m)

E.L.＋約 ８８ｍ③

上部遮へいの設置

格納容器②

外部遮へい壁上部の補強（鉄筋追加）
E.L.＋３２．０ｍ②

外部遮へい壁下部の補強（鉄筋追加・壁増厚）

アニュラス
E.L.＋１７．０ｍ

格納容器外部遮蔽壁補強工事

参考11

耐震性向上のため、外部遮蔽壁上部、下部の補強（鉄筋追加）を実施。

美浜3号機

高浜1,2号機（イメージ図）約44ｍ

約44m
厚さ0.4ｍ

外部遮蔽壁上部の補強（鉄筋追加）上部遮蔽(鉄筋コンクリート)を追加設置(0.3m)

E.L.＋約88ｍ

壁の撤去

E.L.＋約87m

E.L.＋73.0ｍ

格納容器

E.L.＋73.9ｍ

外部遮蔽壁上部の補強（鉄筋追加）格納容器

壁厚さ0.9ｍ

壁厚さ0.7ｍ

E.L.＋51.0ｍ

E.L.＋45.0ｍ
壁厚さ0.9ｍ

壁厚さ1.1ｍ
外部遮蔽壁下部の補強（鉄筋追加・壁増厚）

外部遮蔽壁下部の補強（鉄筋追加）

E.L.＋17.0ｍ

E.L.＋17.0ｍ

美浜３号機は建設当初から上部遮蔽が設置されており、今回の補強内容としては上部・下部とも鉄筋の追加のみを行う。

高浜1,2号機中央制御盤取替工事

参考12○中央制御盤をアナログ式から最新のデジタル式の操作・監視盤に取替えを行い、大型表示装置やディスプレイ（タッチパネル）での操作や監視をできるように変更。
○操作指令や監視データの信号を伝送する非難燃ケーブルを難燃ケーブルに引替え。
①既設中央制御盤の撤去等③ケーブルの敷設、接続②新設中央制御盤の設置

中央制御盤更新の概要（イメージ）① 既設中央制御盤（アナログ式）②デジタル式中央制御盤
ディスプレイ
大型表示装置③（ｹｰﾌﾞﾙ処理室）
警報監視盤

今回の工事範囲

中央制御盤更新時に引替える信号
ケーブル長さ︓約6６0km

プラント計算機

各設備より

原子炉保護
ﾘﾚｰﾗｯｸ

原子炉
保護装置
安全防護系
ﾘﾚｰﾗｯｸ

1次系補助
ﾘﾚｰﾗｯｸ

原子炉
制御装置

各設備より

（ﾘﾚｰﾗｯｸ室他）
2次系補助
ﾘﾚｰﾗｯｸ（現場）

原子炉ﾄﾘｯﾌﾟ
遮断器盤
プラント設備高浜1､2号機 中央制御盤他取替工事関係（計器用電源容量の増強）

参考13

高浜1､2号機中央制御盤他取替工事(CBR)に伴う、計器用電源定格容量評価結果に基づき、計器用電源の増強工事を実施し、電源定格容量を満足する設計。
【計器用電源評価結果】
高浜２号機

高浜１号機
ＣＢＲ前
定格容量
KVA

電源装置

＊更新

＊更新

ＣＢＲ前

ＣＢＲ後

連続負荷 電源設備 定格容量 連続負荷
容量
KVA
容量
更新時期

ＣＢＲ後

連続負荷 電源設備 定格容量 連続負荷
更新時期
容量
容量
KVA

定格容量
KVA

Ａ計器用電源（安全系）

１０→２０＊

６．９

２０１１

２０

１３．６

１０→２０＊

７．５

２０１１

２０

１２．１

Ｂ計器用電源（安全系）

１０→２０＊

７．３

２０１１

２０

１３．０

１０→２０＊

７．４

２０１１

２０

１１．７

Ｃ計器用電源（安全系）

１０→２０＊

７．３

２０１１

２０

１４．１

１０→２０＊

６．８

２０１１

２０

１１．９

Ｄ計器用電源（安全系）

１０→２０＊

７．４

２０１１

２０

１３．０

１０→２０＊

７．６

２０１１

２０

１１．４

ＡＣ後備計器用電源（安全系）

１０→２０＊

１１．３ ２０１１

２０

１７．８

１０→２０＊

１２．１ ２０１１

２０

１４．１

ＢＤ後備計器用電源（安全系）

１０→２０＊

１２．１ ２０１１

２０

１６．７

１０→２０＊

１３．１ ２０１１

２０

１３．７

ＥＦ計器用電源（常用系）

３０→３０＊

１７．８ ２００９

３０

１５．８

３０→３０＊

１７．９ ２００９

３０

１７．１

Ｇ計器用電源（常用系）

２０→５０＊

４２．０ ２００９

５０

２９．４

２０→５０＊

４２．１ ２００９

５０

３１．６

Ｈ計器用電源（常用系）

３０→５０＊

１２．９ ２００９

５０

４３．６

３０→５０＊

１３．０ ２００９

５０

４２．９

Ｉ計器用電源（常用系）

３０→５０＊

１４．９ ２００９

５０

４６．１

３０→５０＊

１５．０ ２００９
５０
更新時期は、年度を示す

４６．４

高浜1,2号機燃料取替用水タンク取替工事○板厚を増厚した燃料取替用水タンクを新規製作し取り替える。タンク取替に合わせて、基礎コンクリートを補強するとともに直径を太くした基礎ボルトに取替え。

①③新設タンクの製作、海上輸送、設置②タンク基礎の補強①既設タンクの撤去

既設タンク[厚さ︓約8mm〜約34mm]③

板厚を増厚したタンクに取替[厚さ︓約8mm〜約40mm]
高さ約22.2m

高さ︓約21.8m

既設基礎ボルト[直径︓約57mｍ]

直径︓11m

直径︓11m

（取替前）

（取替後）

②

基礎補強

新設基礎ボルト[直径︓約64mm]

参考14高浜2号機海水取水設備移設工事

参考15○強固な地盤内に海水管敷設用のトンネルを掘削し、新たな海水管を設置。（2号機のみ）①新設海水管トンネルの掘削

２号機
原子炉
補助建屋

２．工事概
2号機
要
原子炉

②新設海水管の設置【海水管移設イメージ】

１号機
原子炉
補助建屋

1号機
原子炉
格納容器

格納容器

中央制御室

中間建屋

③新設海水管へ切替え

A-Aʼ矢視地表

中間建屋

２号タービン建屋

堆積層
既設海水管

１号タービン建屋①②

トンネル、新設海水管
新設海水管

③
Aʼ

既設海水管

約
30
m

岩盤

２号機 海水ポンプ室

約
6
m
約6m

A

新設海水管トンネル︓新設海水管ルート案（海水管トンネル）

︓既設海水管ルート

︓海水ポンプ室

美浜3号機使用済燃料ピット補強工事

参考16

使用済燃料ピットの耐震性を向上させるため、原子炉補助建屋（燃料取扱建屋）の床の一部を撤去し、背面地盤を含めた範囲に鉄筋コンクリート造の床および鋼管杭を打設し、使用済燃料ピット壁とコンクリート床を鉄筋で連結させることにより、使用済燃料ピット壁の揺れを抑制。
原子炉補助建屋（燃料取扱建屋）

３号機

（断面図）

使用済燃料ピット

︓コンクリート打設範囲

鉄筋コンクリートの床を打設（約３９m×約１２．５m×深さ約３m）

︓鋼管杭打設

燃料取扱建屋
背後斜面

背後斜面

道路

道路

（４３本
［直径約１m・長さ約3.5m］）

鉄筋（壁をコンクリート床に固定）

約１４ｍ

約３ｍ

地震による燃料ピット壁（上部）の揺れを鉄筋と鋼管杭により抑制

岩盤への埋め込み約１ｍ

使用済
燃料ピット
鋼管杭

高浜と比較すると基準地震動が大きいことから、補強を実施。

（コンクリート床を岩盤に固定）

岩盤

使用済燃料ピット壁

第87回原子力安全専門委員会資料（2016年11月2日）

美浜3号機使用済燃料ピットラック取替工事

参考17

使用済燃料ピットラックの耐震性を向上させるため、既設（旧）ラックを全て撤去し、床に固定しない フリースタンディングラック「フリースタンディングラック」に取替え。

【フリースタンディングラック構造イメージ】【主な特徴】

ラックブロック（固定しない自立型）

壁サポートなし

・外周板を有したラック構造であり、８体のラックブロックで構成。

使用済燃料プール

・使用済燃料プールの床・壁に固定されておらず、ラックに作用する地震力を、流体力や床との摩擦により消散させる構造。

脚部

脚は固定
しない

外周板
連結部

床に固定しない
プール床

フラットプレート

No.1

No.2

No.3 No.4

No.5

No.6

No.7 No.8

フラット
プレート

・外周板を設けることにより、周囲の水による流体力を大きく作用させる。
・ラックブロック８体を連結することにより、転倒挙動を抑制するとともに、ラックブロック間の衝突を防ぐ。

参考18

美浜3号機使用済燃料ピットフリースタンディングラックの浮き上がり等を考慮した耐震評価

審査の過程で見直した基準地震動（750ガル→993ガル）において、使用済燃料ピットラックの耐震性を向上させるため、現状のﾗｯｸから、床に固定しない「ﾌﾘｰｽﾀﾝﾃﾞｨﾝｸﾞﾗｯｸ(FSR)」に取替え。
【FSR構造概要】

ラックブロック

壁サポートなし

固定しない自立型
床に固定しない
使用済
燃料ピット

フラットプレート
ピット床

ピット床

外周板
連結部

フラットプレートはピット床に固定し、ラックブロックはフラットプレート上を滑る

床に固定しない
フラットプレート

・FSRは、外周板を有したｷｬﾝ型のﾗｯｸ構造であり、８体のﾗｯｸﾌﾞﾛｯｸで構成。
・使用済燃料ﾋﾟｯﾄの壁や床に固定せず、地震力に対してﾗｯｸが滑ることでﾗｯｸに伝わる
地震力を低減させる構造。
・ﾗｯｸﾌﾞﾛｯｸ８体を連結することでﾛｯｷﾝｸﾞ挙動※1を抑制し、ﾗｯｸﾌﾞﾛｯｸ間の衝突を防止。
・外周板を設けることで、周囲の水による流体力が大きく作用。

地震力により、ﾗｯｸﾌﾞﾛｯｸの滑り挙動（回転を含む）
及びﾛｯｷﾝｸﾞ挙動※1が生じる。
※1︓ラックブロックが傾くことにより1辺のみで支持する
ゆりかごのようにカタカタと動く挙動【FSRの耐震評価】
・ 加振試験結果との比較により妥当性及び保守性を確認した解析手法を用いた挙動解析及び応力解析による評価。
・ 設置時にﾗｯｸﾌﾞﾛｯｸ同士が連結されていない状態があるため、連結ﾌﾞﾛｯｸ及び単体ﾌﾞﾛｯｸの両方の状態に対して評価。
【挙動解析】
滑り挙動及びﾛｯｷﾝｸﾞ挙動※1を模擬した解析※２により、使用済
燃料ﾋﾟｯﾄ壁との必要な離隔距離を確保すること及び転倒が生じ※2︓３次元非線形時刻歴解析
ないことを浮上がり角により評価。
・地震力は水平２方向及び鉛直方向に同時に作用。
・挙動解析では、ﾗｯｸﾌﾞﾛｯｸ周囲の水による流体力の効果を考慮。

＜評価結果※(耐震計算書抜粋 基準地震動)＞(1)滑り量※︓裕度が最も小さい、厳しい評価の結果を例示(2)浮上り角○滑り量

滑り量評価用

転倒評価用

○浮上り角
（転倒）

滑り量

許容滑り量

評価結果

98mm

540mm

○

浮上り角

許容浮上り角

評価結果

6.5°

20.7°

○

美浜3号機使用済燃料ピットラック取替工事

参考19

取替前後比較

配置図

脚部構造図

特徴
燃料貯蔵体数
1,118体取替
前ラックを床に固定し、地震荷重に耐える。
(ピット壁と燃料ラックの隙間が狭い)燃料貯蔵体数809体

取替
後ラックを固定せず、滑り等により地震荷重を消散。
(ピット壁と燃料ラックの隙間が広い)美浜3号機使用済燃料ピットラック取替作業（イメージ)＜作業の流れ＞

使用済燃料ピット

既設ラック

参考20

使用済燃料

STEP①

既設ラック撤去

既設ラックの一部撤去
新ラック用
フラットプレートの設置

STEP②
既設ラック撤去部に新ラック用
フラットプレートおよび新ラックを設置し、使用済燃料を移送

使用済燃料の移送

既設ラック撤去

STEP③
使用済燃料ラックの移送により生じた既設ラックの空ス
ペースを撤去し、新ラック用
フラットプレートを設置

新ラック用
フラットプレートの設置

新ラック設置STEP④
新ラック用フラットプレート上に新ラックを設置し、使用済燃料を移送
以下繰り返し新ラック設置

使用済燃料の移送

美浜3号機使用済燃料ピットラックの耐震評価

参考21○加振試験結果との比較により妥当性及び保守性を確認した解析手法を用いた挙動解析及び応力解析による評価を実施。
○設置時及び再設置時にはラックブロック同士が連結されない状態で存在することがあるため、連結ブロック及び単体ブロックの両方の状態に対して評価を実施。
＜挙動解析＞
滑り挙動及びロッキング挙動を模擬した３次元非線形時刻歴解析により、使用済燃料
ピット壁との必要な離隔距離を確保すること及び転倒が生じないことを評価。
○地震力は水平２方向及び鉛直方向に同時に作用させる。

＜応力解析＞

挙動解析の結果より荷重及び変位を抽出し、 3次元FEM応力解析を用いてラックの挙動により発生する部材の応力評価を行い、耐震性を有することを評価。
〇３次元ＦＥＭモデルを用いて、各応力解析を実施（単体ブロック、連結ブロックで評価する項目については両方で発生応力を確認する）○挙動解析では、ラックブロック周囲の水による流体力の効果を考慮する。
ばね要素
ガタ要素
流体連成

単体ブロック・ラックブロック本体

連結ブロック・ラックブロック本体

流体連成

・脚部応力評価（連結部を含む）
ばね要素
滑り要素

挙動解析モデル（単体モデル）

挙動解析モデル（連結モデル）(1)滑り量(2)浮上り角(3)脚部荷重 (4)連結部荷重

・脚部応力評価
3次元FEM
応力解析モデル・連結部評価○ﾌﾗｯﾄﾌﾟﾚｰﾄ、床ﾎﾞﾙﾄ、ﾚﾍﾞﾘﾝｸﾞﾊﾟｯﾄﾞは、挙動解析結果で得られる脚部荷重や地震力によって各部位に発生する荷重より応力評価を行う。

(5)頂部変位 (6)ねじりﾓｰﾒﾝﾄ

フラットプレート

滑り量評価用

転倒評価用

脚部強度評価用

連結部の強度評価用

各部位の強度評価用

床ボルト

応力解析に入力
レベリングパッド

挙動解析にて評価＜評価結果※（耐震計算書抜粋 基準地震動）＞〇滑り量※︓裕度が最も小さい、厳しい評価の結果をそれぞれ例示〇応力 （単位︓MPa）

滑り量

許容滑り量

評価結果

評価対象

98mm

540mm

○

ﾗｯｸﾌﾞﾛｯｸ本体

170

205

1.20

脚部

351

636

1.81

〇浮上り角（転倒）発生応力 許容応力

裕度

浮上り角

許容浮上り角

評価結果

連結部

440

477

1.08

6.5°

20.7°

○

ﾌﾗｯﾄﾌﾟﾚｰﾄ部

59

205

3.47

参考22

炉内構造物取替工事

炉内構造物※１の耐震性を向上させるため、また、海外プラントにおける炉内構造物のバッフルフォーマボルト※２
応力腐食割れ損傷事例を踏まえた予防保全の観点から炉内構造物の取替えを実施。
※１:原子炉容器の中にある燃料集合体の原子燃料を配置するための支持構造物※２:原子炉容器内の燃料集合体を取り囲む壁（バッフル板）を固定するためのボルト※３:炉内構造物の動きを制限するためのサポート
上部炉心構造物

下部炉心構造物

ラジアルサポートキー※３取替（耐震性向上）

美浜3号機炉内構造物取替工事に伴う炉内構造物の運搬経路

参考23

新・旧の炉内構造物の運搬については、燃料取扱建屋内および構台上を経路としていることから、使用済燃料
ピット補強工事および32m構台設置工事の完了後に実施。
背面道路幅より運搬車両
幅が広いため、燃料取扱建
屋内を通過する必要がある。

使用済燃料ピット補強工事の作業エリア

背面道路

構 台

新炉内構造物

燃料取扱建屋
一次系
純水タンク

補助建屋
復水タンク

格納容器
燃料取替
用水タンク

機器ハッチ
（注）旧炉内構造物については、新炉内構造物の逆の経路で搬出

参考24

原子炉格納容器の耐震補強対策工事想定される最大規模の地震の揺れ（基準地震動）の最大加速度９９３ガルに対し、耐震性向上（座屈耐力向上）のため原子炉格納容器円筒部に補強材を新たに設置。
座屈︓構造物に加わる荷重が限界値を超えた場合、急激に変形（へこみ等）が発生する現象

耐震補強工事内容
原子炉格納容器円筒部の外周面（全周）にＴ字形断面の補強部材※を設置※︓格納容器胴板を増厚することと同等の効果を与え、地震による加重に対して原子炉格納容器を座屈変形（へこみ等）させにくくする。

原子炉

左写真は大飯1号機の胴板部補強
施工例※※

格納容器

※※︓大飯1号機は建設当初より外圧に対する座屈防止を目的に設置。
美浜３号機は下図の通り補強部材をボルトおよび溶接により結合。

補強部材詳細原子炉格納容器

補強部材の取り付け箇所

高浜１、２号機については、基準地震動７００ガルに対する健全性が確認されており、補強材の設置は不要と判断。

参考25

これまでの委員会における委員からの質問への回答実績
・ケーブルの保守管理はどのように行うのか ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・参考46~48
・ケーブル火災防護対策工事 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・参考49~58
・防火シートで覆われたケーブルの異常検知はどのように行うのか・・・・・・・・参考59
・中央制御盤取替工事（重大事故(全交流電源喪失)への対応にあたり最適化されているのか） ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・参考60~62
・中央制御盤取替工事（運転員の習熟期間は確保されているのか）・・・参考63
・バッフルフォーマボルトの劣化について、現状どのようになっているのか・・・・・・参考64~66
・限られた敷地内で複数の工事が輻輳することから、 十分な安全管理に努めていただきたい ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・参考67

第86回原子力安全専門委員会資料（抜粋）

ケーブルの保守管理および火災防護対策「ケーブルの保守管理はどのように行うのか(1/3)」

参考26〇 発電所で使用するケーブルは計装、制御及び電力ケーブルの3種類に分けられる。
〇 安全機能を有する機器に使用する非難燃ケーブルは、不燃材の防火シートによりケーブル及びケーブルトレイを覆った複合体を形成することで難燃性を確保。
〇 以下の非難燃ケーブルについては安全性向上及びリスク低減の観点より、複合体の形成ではなく難燃ケーブルに取替え。
・ 原子炉格納容器内の安全機能を有する機器等のケーブル（防火シートがデブリとなるリスクを低減）
・ 通電時間の長い高圧電力ケーブル※１（過電流による発火リスクを低減）
・ ケーブル処理室(リレー室含む)のケーブル（可燃物であるケーブル物量の大幅な削減※２）【ケーブル敷設状況(イメージ)】

原子炉格納容器
管理区域

電気ペネ部のケーブルはシリコ
ンゴム絶縁−シリコンゴムシー
スであり難燃性を有する

アニュ （原子炉補助建屋、中間建屋）
ラス部
貫通部

計装ケーブル

電気
ペネ

中央制御室
ケーブル処理室（リレー室含む）

制御盤
伝送器〇計装ケーブル︓計装設備(伝送器など)の信号の受け渡しに用いるケーブル

非管理区域（制御建屋、中間建屋）〇制御ケーブル︓機器の動作などの制御信号の受け渡しに用いるケーブル〇電力ケーブル︓ポンプや弁などの動力の受け渡しに用いるケーブル

制御ケーブル

︓難燃ケーブルに引き替える範囲（ケーブル長さ 約770km）

電力ケーブル（水位計、温度計など）

配管

機械
ペネ

非安全系設備
作業用
分電盤

電気
ペネ

メタクラ
（電源）

ポンプ

非管理区域
（タービン建屋）

電力ケーブル
パワーセンタ（電源）

︓防火シートにより複合体を形成する範囲（ケーブル長さ 約530km）※１︓通電時間の長い高圧電力ケーブル以外の電力ケーブルは防火シートにより複合体を形成※２︓中央制御盤取替工事により信号を集約し伝送することができる光ケーブルに引き替えることで約4割に削減

ケーブルの保守管理および火災防護対策「ケーブルの保守管理はどのように行うのか(2/3)」

参考27〇ケーブルの保守管理
ケーブル機能(絶縁機能)の健全性確認のため、ケーブルの機能維持に必要な部位の故障モードから点検方法を検討し、点検を実施。
① 構成する部位(導体、絶縁体及びシース)のうち、故障モードから点検が必要となるのは絶縁体の特性変化。
② ①より、以下の点検を計画的に実施し、ケーブル機能(絶縁機能)の健全性を確認。
＜絶縁抵抗測定＞

ケーブル機能点検方法

絶縁機能

絶縁抵抗測定導体

絶縁抵抗測定は、防火シートで覆う必要のないケーブル終端部(端子部)で行なうため、難燃ケーブルと非難燃ケーブルで保守管理方法に違いはない。

絶縁体の絶縁抵抗を測定

絶縁体

絶縁抵抗計

シース

ケーブルの保守管理（１）保全計画の策定（低圧電力ケーブルの例）（１）保全計画の策定（４）不適合管理・是正処置（２）点検の実施(例)ケーブル引替え（３）点検等の結果の確認・評価
良好

健全性判定

判定基準外

部位

故障モード

点検方法

判定基準

絶縁体

特性変化

絶縁抵抗測定1MΩ以上（２）保全計画に基づき定期検査毎に絶縁抵抗測定を実施。
（３）判定基準に基づきケーブル機能の健全性を確認。
（４）ケーブルの機能回復のための処置を実施。

ケーブルの保守管理および火災防護対策「ケーブルの保守管理はどのように行うのか(3/3)」

参考28〇ケーブルの高経年化技術評価
・事故環境下で機能要求されるケーブル(高浜1､2号機で合計約300本)の高経年化技術評価においては、
通常運転時の劣化及び事故時の劣化を考慮した長期健全性試験により、ケーブルの絶縁特性に対しての60年間の健全性を評価。
・健全性評価の結果、2本のケーブルのみ取替えが必要となり、それ以外のケーブルについては60年以上の健全性を確認。
・なお、60年までの健全性が確認できていない2本のケーブルについては、余寿命までに取替え。
難燃ＰＨケーブル※の評価例【長期健全性試験】
試験手順及び健全性判定方法※１
供試ケーブル
通常運転時相当の熱と放射線による加速同時劣化

設計基準事故時相当の放射線照射、雰囲気暴露【長期健全性試験を踏まえた高経年化技術評価の結果】
対象プラント

ケーブル総数取替えが必要なケーブル
本数（寿命年）

高浜1号機

約150本

1本（54年）→50年までに取替え

高浜2号機

約150本

1本（47年）→45年までに取替え耐電圧試験※2による判定※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︓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）に基づく耐電圧試験※︓難燃エチレンプロピレンゴム絶縁、難燃クロロスルホン化ポリエチレンシースケーブル高浜1､2号機 ケーブル火災防護対策工事

参考29

新規制基準では難燃ケーブルの使用が要求されていることから、敷設されている非難燃ケーブルに対し、全体の約6割※を難燃ケーブルに引替え。それ以外については防火シート又は電線管への収納による防火措置を実施し、難燃ケーブルと同等以上の性能を確保。
※︓ケーブル量を大幅に削減できる区画、デブリの発生を抑える必要のある格納容器内及び過電流による発火の可能性がある範囲のケーブル

防火シートによる防火措置概要【具体的設計方針】
ケーブルが露出しないように、ケーブル及びケーブルトレイを
不燃材の防火シート※で覆い複合体とする。

【施工例】※︓採用する防火シートは、不燃性、耐久性、被覆性に対する要求事項が確認されたものを採用。

ケーブルトレイ

防火シート≦300mm ≦300mm ≦300mm

防火シート間重ね代︓≧120ｍｍ【シート押さえ器具】
保持板（ＳＧＣＣ※）

結束ベルト

結束ベルト
≦900mm

複合体について、「自己消火性」及び「耐延焼性」等の実証試験を行い、難燃ケーブルを上回る難燃性能を確保していることを確認。
【複合体施工例】

ケーブル

耐火材
保持板

シート
押さえ器具

ボルト
シート
押さえ器具上板

耐火材（セラミックファイバー）※︓溶融亜鉛めっきを行った鋼板対策後の保守管理
防火シートを巻き付けた内部のケーブルの健全性確認については、現状のケーブルの健全性確認と同様に、機器の試運転や絶縁抵抗測定により、ケーブルの通電機能、絶縁機能が問題ないことを確認。

参考30

ケーブル火災における実証試験結果(1/2)
〇複合体外部の火災
ケーブル種類毎の耐延焼性の評価結果＜複合体＞＜難燃ケーブル＞

難燃ケーブル（一層敷設）

試験方法

ケーブルトレイ（ラダートレイ）ケーブルトレイ（ラダートレイ）

加熱源
（バーナ）

加熱源
（バーナ）

ケーブルの損傷長を確認

複合体の損傷長を確認

試験条件

20kW

損傷長

試験結果

防火シート
（不燃材）

非難燃ケーブル（一層敷設）(mm)

高圧電力ケーブル

低圧電力ケーブル

1,200

1,150
760

390mm

1,150

制御ケーブル50mm 1,160

難燃 複合体ケーブル

980 180mm

全てのケーブル種類において複合体は燃え止まり、難燃ケーブルを上回る耐延焼性を有していることを確認参考31

ケーブル火災における実証試験結果(2/2)
〇複合体内部の火災
過電流模擬試験による耐延焼性(遮炎性能)評価結果
シート重ね部

防火シート

試験ケーブル
マイクロ
ヒータ接続

試験方法

マイクロヒータ

絶縁体
温度
コントローラ

導体

シース

一層敷設した高圧電力ケーブル内の一条に対して、マイクロヒータを取り付け、絶縁体及びシースの発火温度を超える温度で加熱。一定時間後、 複合体内部においてケーブルから発生する可燃性ガス及びケーブルが発火することを確認。ケーブル等が発火した場合は複合体内部の火炎について外部への露出の有無を確認。

ケーブル（高圧電力）架橋ポリエチレン絶縁、ビニルシース

試験条件

マイクロヒータ温度６５０℃

試験結果

判定基準

結果

判定

複合体内部の火炎が外部に露出しないこと

無

合格

シート重ね部

複合体内部の火炎が外部へ露出しないことを確認（難燃ケーブルは発火すると周囲に火炎が露出するが、複合体は内部ケーブルが発火しても外部に火炎が露出しない）

ケーブルの高経年化技術評価（1/2）

参考32

事故環境下で機能が要求されるケーブルについては、長期健全性試験による健全性評価を行い、実際の敷設
環境下において健全性が維持できる期間を確認。
難燃ＰＨケーブル（注）の例① 長期健全性試験 （運転による劣化と事故時条件を付与）
試験手順及び健全性判定方法※１
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

通常運転時相当の熱と放射線による加速同時劣化

最大劣化条件
100℃ - 94.8Gy/h(温度-放射線-時間)- 4,003時間

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
耐電圧試験※2による判定

集積放射線
最高温度
最高圧力

1,500kGy
190℃
0.41MPa[gage]

耐電圧試験結果
耐電圧試験条件
課電電圧︓1,500V/分

判 定良※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）」※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（注） 難燃エチレンプロピレンゴム絶縁、難燃クロロスルホン化ポリエチレンシースケーブル

健全性評価期間確認

供試ケーブル6

ケーブルの高経年化技術評価（2/2）

参考33

事故環境下で機能が要求されるケーブルについては、長期健全性試験による健全性評価を行い、実際の敷設
環境下において健全性が維持できる期間を確認。
健全性評価の例②-１ 高浜1号機 実布設環境での健全性評価期間
敷設区分（格納容器内）5

長期健全性試験ループ室
加圧器室上部
通路部

実敷設環境条件
温度 [℃]

放射線量率 [Gy/h]

50＊１
50
47＊１
47＊１

0.01300.00050.00130.0002＊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②-２ 高浜2号機 実布設環境での健全性評価期間

約65＊２
約99
約74＊２
約54＊２
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

実敷設環境条件

敷設区分（格納容器内）温度 [℃]

放射線量率 [Gy/h]

ループ室
加圧器室上部
通路部

48＊１
48
47＊１

0.02020.00001
0.00001＊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]評価期間 [年]
約66＊２
約117
約47＊２
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

評価期間に至る前に取り替えることを、長期保守管理方針として策定

ケーブル燃焼時の発生ガスへの対策

参考34＜ケーブル燃焼時の発生ガスへの対策＞
原子力発電所で使用しているケーブルが燃焼した場合における炭化水素系ガスや塩化水素等の有毒ガスの発生に対して、以下の対策を実施。
○火災の早期感知・消火
ケーブル燃焼の火災が発生した場合、ケーブルトレイ周辺の火災感知器により早期感知し、スプリンク
ラー等の消火設備により消火できる設計。
また、防毒マスク等も備えており、火災発生箇所での人(消防隊)による消火も可能。
○中央制御室の居住性の確保
人が常駐する中央制御室については、ケーブルが敷設されている中央制御室外での火災により発生す
る有毒ガスに対して、中央制御室換気設備の外気取入れを手動で遮断し、閉回路循環方式※に切り替えることにより外部雰囲気から隔離できる設計。
※︓中央制御室換気設備の系統構成の概要を下図に示す。（A系列のみ記載）○通常運転時○非常時（閉回路循環方式による運転時）

中央制御室

中央制御室

ケーブルが燃焼した場合の発生ガス成分(1/2)

参考35＜難燃ケーブルの主成分と燃焼時の発生ガス＞
ケーブル
回路
種別

難燃低塩酸
特殊耐熱
ビニル

・ポリエチレンシ ス

架橋
ポリエチレン

主な成分の化学構造

シース
絶縁体

高圧
電力

絶縁体

・ポリ塩化ビニルnn

燃焼時の発生ガス

備考

一酸化炭素、二酸化炭素、炭化水素系ガス（メタン、アセチレン、エチレン、エタン等）
一酸化炭素、二酸化炭素、炭化水素系ガス（メタン、アセチレン、 低塩酸化で塩化水
エチレン、エタン等）、塩化水素、ホスゲン(COCl2)素発生量を低減・EPゴム
絶縁体

難燃ケ ブル

難燃クロロス
難燃EPゴム ルホン化ポリエ
チレン・臭素系難燃剤

一酸化炭素、二酸化炭素、炭化水素系ガス（メタン、アセチレン、エチレン、エタン等）、臭化水素

・クロロスルホン化ポリエチレンゴム
シ ス

一酸化炭素、二酸化炭素、炭化水素系ガス（メタン、アセチレン、エチレン、エタン等）、塩化水素、硫黄酸化物

低圧
電力
・EPゴム
絶縁体

難燃EPゴム

難燃低塩酸
特殊耐熱
ビニル

・臭素系難燃剤

シ ス

・ポリ塩化ビニルn

一酸化炭素、二酸化炭素、炭化水素系ガス（メタン、アセチレン、エチレン、エタン等）、臭化水素

一酸化炭素、二酸化炭素、炭化水素系ガス（メタン、アセチレン、 低塩酸化で塩化水
エチレン、エタン等）、塩化水素、ホスゲン
素発生量を低減

ケーブルが燃焼した場合の発生ガス成分(2/2)

参考36＜非難燃ケーブルの主成分と燃焼時の発生ガス＞
ケーブル
回路
種別

ビニル

n

燃焼時の発生ガス−

一酸化炭素、二酸化炭素、炭化水素系ガス（メタン、アセチレン、エチレン、エタン等）、塩化水素、ホスゲン−

・ポリ塩化ビニル

・ポリ塩化ビニルnn

備考

一酸化炭素、二酸化炭素、炭化水素系ガス（メタン、アセチレン、エチレン、エタン等）

一酸化炭素、二酸化炭素、炭化水素系ガス（メタン、アセチレン、エチレン、エタン等）

シ ス

特殊耐熱
ビニル

n

絶縁体

低圧
電力

・EPゴム

シ ス

ブル

アスベスト

・ポリ塩化ビニル

絶縁体

非難燃ケ

EPゴム

ビニル

・ポリエチレンシ ス

架橋
ポリエチレン

主な成分の化学構造

シース
絶縁体

高圧
電力

絶縁体

一酸化炭素、二酸化炭素、炭化水素系ガス（メタン、アセチレン、エチレン、エタン等）、塩化水素、ホスゲン
一酸化炭素、二酸化炭素、炭化水素系ガス（メタン、アセチレン、エチレン、エタン等）、塩化水素、ホスゲン

臭素系難燃剤
の添加なし
アスベスト
は不燃

ケーブルの保守管理および火災防護対策「防火シートの施工方法と保守管理はどのように行うのか(1/2)」

参考37〇防火シートの施工方法と保守管理① 非難燃ケーブルについて、不燃材の防火シートによりケーブル及びケーブルトレイを覆った複合体に施工することで難燃性を確保。
② 施工後も複合体として難燃性を維持するため、防火シート等の保守管理を実施。
① 防火シートの施工方法
ケーブル
トレイ

② 防火シートの保守管理

重ね代・複合体の性能維持に必要な部位の故障モードから点検方法を検討し、保全計画を策定のうえ点検を実施。
・点検結果を保全計画にフィードバック。

防火シート

ケーブル

保全計画（シートの例）

シート
で覆う

結束ベルト

【施工前】

【施工後】

ケーブル
ケーブトレイ

【施工例】

防火シート

A

B

C

部位

故障モード

点検方法

判定基準

シート

ずれ

目視点検

防火シート間重ね代が確保されていること（１）保全計画の策定
下記の寸法を満たすように施工

結束ベルト

A. 防火シート間重ね代︓≧120ｍｍ（２）点検の実施

B. 結束ベルト間隔︓≦300mm（３）点検等の結果の確認・評価C. シート押さえ器具間隔︓≦900mm良好（４）不適合管理・是正処置(例)防火シートの張り直し
判定基準外

健全性判定

シート押さえ器具

ケーブルの保守管理および火災防護対策「防火シートの施工方法と保守管理はどのように行うのか(2/2)」

参考38〇実証試験結果を考慮した防火シート(複合体)の施工
・ 実証試験により難燃ケーブルと同等以上の難燃性能が確保されることを確認した複合体を形成。
・ 実機施工における複合体は、実証試験及び評価結果を考慮した保守的な構造及び寸法を設定。
実証試験の中から複合体の耐延焼性を評価した例〇実証試験の確認項目
確認の観点

防火
シート

確認項目

不燃性

発熱性試験

遮炎性

遮炎性試験

耐久性

耐久性試験

非腐食性

pH試験

被覆性

複合体の加熱熱量の違いによる耐延焼性の評価結果

試験方法

加振試験

複合体

評価例

試験条件

複合体内部発火時の耐延焼性
遮炎性
複合体形成
による悪影響

過電流試験
熱の蓄積による影響
重量増加の影響

加熱源（バーナ）

ケーブルの損傷長を確認

複合体構成品の組合せによる耐延焼性
シートの隙間、ずれ、傷を想定した耐延焼性

非難燃ケーブル（多層敷設）

加熱源
（バーナ）

試験結果

ケーブル
トレイ
防火シート
（不燃材）

複合体の損傷長を確認

耐延焼性試験※１の燃焼条件のうち、防火シート遮炎性が確保される範囲で熱量を変化(加熱熱量10〜40kW）
損傷長︵シ ス溶融︶

耐延焼性

ケーブル
トレイ

難燃ケーブル（多層敷設）

ケーブル種類毎の耐延焼性
加熱熱量の違いによる耐延焼性＜複合体＞＜難燃ケーブル＞

2000

(mm)

400

2760

2800

2190
1650

1200 780
600

10

1490

2430

1670

複合体の損傷長はいずれの加熱熱量においても難燃ケー
ブルの損傷長に比べて短い
︓難燃ケーブル

203040
加熱熱量（kW）

︓複合体⇒複合体の耐延焼性が難燃ケーブルを上回ることを確認※１︓防耐火性能試験・評価業務方法書(一般財団法人 日本建築総合試験所)により規定された試験ケーブルの保守管理および火災防護対策「防火シートで覆われたケーブルの異常検知はどのように行うのか」

参考39〇「地絡・短絡」の検知

・ ケーブルに地絡・短絡が発生した場合、通電電流の変化により保護継電器が作動し、遮断器が回路を切り離すことで、ケーブルの異常箇所を隔離するとともに、中央制御室に警報を発信。
・ 難燃ケーブルと非難燃ケーブルで異常検知方法に違いはなく、防火シートによる防火措置を施工した後も、これまでどおり
ケーブルの異常検知が可能。
遮断器（回路の切り離し）電源盤③作動信号発信および警報発信

ケーブル
ポンプ
モータ

保護継電器
（電流の変化を検知）

中央制御室(警報)②通常運転時に比べ、非常に大きな電流が流れる①地絡・短絡が発生〇「火災」の検知

煙感知器

・ ケーブル火災が発生した場合､火災区域又は火災区画に設置する２種類(煙、熱)の感知器
が火災を感知し、消火設備による消火を実施。
・ 防火シートによる防火措置を施工しても、火災発生時は難燃ケーブルと同様に火災の感知及び消火が可能。

スプリンクラーヘッド
熱感知器

同一区画内に安全系ケーブルトレイ2系統が設置されている箇所については、どちらか1系統のケーブルトレイに対して1時間耐火隔壁とケーブル
トレイ消火設備を設置し、系統を分離。

感知信号

煙

熱

消火設備作動信号

予作動弁

消火水系統
制御盤

中央制御盤取替工事「重大事故(全交流電源喪失)への対応にあたり最適化されているのか(1/2)」

参考40

中央制御盤※の指示計等は、既に多くが生産中止となっており、保守性向上の観点から、中央制御盤全体を最新のディジタル式に取り替える。取替えにより、保守性の向上に加えて、運転員の監視操作性の向上を図ると共に、
ヒューマンエラー率低減による信頼性の向上を図る。
※︓運転員が24時間常駐する中央制御室で、機器の遠隔操作やパラメータの監視、警報の確認等を行うための盤

ディジタル式中央制御盤（イメージ図）［工事概要］
従来の中央制御盤上にある指示計による監視から、運転コンソールのディスプレイ及び大型表示装置での監視に変更。

大型表示装置

プラント全体をビジュアル化し、プラント全体の把握を容易化することにより、運転員間の共通認識情報を提供可能とした大型表示画面を採用。（監視性向上）

ヒ
マンエラ 率の低減による信頼性の向上

既設中央制御盤更新

ハードスイッチ
原子炉の緊急停止等の急速な動作を必要とする機器について、ハードスイッチを設置。

監視操作用
ディスプレイ
指示計・記録計等との情報統合及びタッチパネルによる操作方式を採用し、監視操作性を向上。
（保守性、監視操作性向上）

警報装置
集約化され、重要度・優先度に応じた警報を表示する「新型警報システム」を採用。
（監視性向上）中央制御盤取替工事「重大事故(全交流電源喪失)への対応にあたり最適化されているのか(2/2)」

参考41〇 福島第一原子力発電所事故を踏まえ、新規制基準のシビアアクシデント(ＳＡ)対応設備として、全交流電源喪失時でも必要な監視・操作が可能となるよう、中央制御室にSA監視操作盤等を新規設置。…①〇 これに加えて、中央制御盤、SA監視操作盤が活用できなかった場合に備えて、パラメータ監視等の代替手段(テスター、ジャンパ線)を準備するともに、手順を整備。…②【SA監視操作盤の構成概略】
中央制御盤
中央制御室

2

SA監視
操作盤1

①全交流電源喪失に備えた
ＳＡ監視操作盤等を設置②加えて、パラメータ監視等の代替手段とその手順を整備

リレ ラ

テスター

ク室

SA
入出力盤

原子炉保護
系計器ラック

各種
制御盤

現場

ジャンパ線

補機
(加圧器
逃がし弁等)

補機
計器
計器(恒設代替低圧注水(恒設代替低圧注水（加圧器水位等）
ポンプ出口弁等) ポンプ出口流量積算等)【凡例】 灰色︓既設設備

手順書

×

紫色︓新設設備

可搬型計測器による測定対象パラメータ一覧【美浜３号機の例】○１次冷却材高温側広域温度○１次冷却材低温側広域温度
炉
心
損
傷
の
監
視
※

○炉内温度（グループ１）○炉内温度（グループ２）○炉内温度（グループ３）○冷却材圧力（広域）○原子炉水位

格
納
容
器
損
傷
の
監
視
※

○安全注入流量○補助安全注入流量○余熱除去クーラ出口流量○恒設代替低圧注水ポンプ出口流量積算○格納容器スプレ流量積算○格納容器内温度○格納容器圧力○格納容器圧力（広域）※︓監視パラメータの目的の一例を示しています。

※

炉
心
注
水
量
の
監
視
※

最終ヒ トシンクの確保○加圧器水位

原
子
炉
格
納
容
器
内
の
水
位
監
視
※

水
源
の
確
保
※

参考42

○格納容器再循環サンプ水位（広域）○格納容器再循環サンプ水位（狭域）○原子炉格納容器水位○原子炉下部キャビティ水位○原子炉下部キャビティ注水ポンプ出口流量積算○蒸気発生器水位（狭域）○蒸気発生器水位（広域）○補助給水流量○主蒸気圧力○１次系冷却水タンク水位○ほう酸タンク水位○燃料取替用水タンク水位○復水タンク水位〇美浜３号機、高浜１〜４号機、大飯３，４号機
とも約40箇所のパラメータ測定箇所を選定

中央制御盤取替工事「運転員の習熟期間は確保されているのか」

参考43

運転員の新型中央制御盤習熟の取組みについては、既に取替えを実施した四国電力伊方1､2号機での実績を参考とし、「導入」⇒「通常操作」⇒「事故・故障対応」の順で効果的に訓練が実施されていたことを踏まえ、遜色
ない訓練内容とするべく、以下のとおり計画。

○運転員の新型中央制御盤習熟に係る訓練の内容(案)について
訓練項目
机上教育

導入訓練

通常操作
訓練

訓練内容

教材

新型中央制御盤の取 ・中央制御盤の構成
扱い方法に関する教育 ・警報機能、監視操作機能

・メーカー資料

VDU画面の選択訓練(Visual display unit)

・指定された画面、パラメータのリクエストおよび確認訓練
・大型表示盤の状態表示をVDU画面で確認する訓練

操作器の選択訓練

・指定された操作器、制御器のリクエスト訓練

警報の確認訓練

・指定された警報をVDU警報画面で確認する訓練・大型表示盤の代表警報をVDU警報画面で確認する訓練

起動・停止操作訓練

・プラント起動・停止操作訓練、定期検査時操作訓練
・制御棒作動試験等、運転定期点検

・プラントトリップ
・故障時対応訓練

・原子炉トリップ、タービントリップ、発電機トリップ
・軽微な故障(プラントトリップを伴わない)、送電線事故等、故障時対応訓練（過渡変化事象を含む）

事故・故障
対応操作
事故時対応訓練
訓練（設計基準外事象を含む）

・1次冷却材喪失、蒸気発生器細管破断等、事故時対応訓練
・VDU故障等、新型中央制御盤特有の故障対応訓練他

・新規手順書・新型中央制御盤
シミュレータ・新規手順書・新型中央制御盤
シミュレータ・新規手順書・新型中央制御盤
シミュレータ

新型中央制御盤シミュレータは原子力運転サポートセンターへの設置を検討中○訓練期間
約12ヶ月（中央制御盤取替工事完了までに実施）

高経年化技術評価（バッフルフォーマボルトの劣化評価）「バッフルフォーマボルトの劣化について、現状どのようになっているのか(1/3)」

参考44○炉内構造物の構造
上部炉心構造物

原子炉容器

炉心そう
バッフルフォーマボルト

原子炉容器

上部炉心板
炉心そう

炉心バッフル取付板

炉心バッフル

バレル
フォーマ
ボルト

炉心バッフル
炉心バッフル
取付板

熱遮へい体
下部燃料
集合体案内ピン
炉心バッフル

下部炉心支持柱

バッフルフォーマボルト
ﾊﾞｯﾌﾙ構造（炉心バッフル、炉心バッフル取付板）

下部炉心構造物

下部炉心板

高経年化技術評価（バッフルフォーマボルトの劣化評価）「バッフルフォーマボルトの劣化について、現状どのようになっているのか(2/3)」〇照射誘起型応力腐食割れ（ＩＡＳＣＣ）
照射誘起型応力腐食割れの発生要因としては、材料、環境及び応力の３つの要因が考えられ、非常に高い中性子照射量を受けたステン
レス鋼において発生する可能性がある。
〇バッフルフォーマボルト
燃料集合体に1次冷却材を流すための流路を形成する炉心バッフルと炉心バッフル取付板を締結している。
本数︓1,088本／号機
材料︓SUS316CW

応力
要因

材料
要因

応力腐食割れ発生の可能性

環境要因【バッフルフォーマボルトの写真】【バッフルフォーマボルトの構造】
炉心バッフル取付板

参考45

首下部（高い応力がかかる箇所）

バッフルフォーマボルト
炉心バッフル〇当社プラントにおけるバッフルフォーマボルトの取替え状況
海外における不具合事例を踏まえ、長期的信頼性確保の観点から、
美浜1､2号機のバッフルフォーマボルト全数に当社バッフルフォーマボルト取替実績
ついて、材質等を改良したものに取り替えた。
美浜1号機 ︓2002年度
美浜2号機 ︓2000〜2001年度

他社 炉内構造物の取替実績
伊方1号機 (2005年度)、伊方2号機(2006年度)、
玄海1号機 (2005年度)、玄海2号機 (2008年度)〇高浜１、２号機バッフルフォーマボルトの健全性評価
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、高浜１、２号機の運転開始後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ことを確認。
高経年化技術評価（バッフルフォーマボルトの劣化評価）「バッフルフォーマボルトの劣化について、現状どのようになっているのか(3/3)」

参考46

〇現状保全
・ 定期的に炉内構造物の可視範囲に対して水中カメラによる目視確認を実施し、異常のないことを確認。
・ バッフルフォーマボルトに対して、高浜1号機は第13回定期検査時(1991〜1992年度)、第17回定期検査時(1997年度)に、高浜2号機は第15回定期検査時(1995年度)に、超音波探傷検査を実施し、有意な欠陥のないことを確認。
0°

炉心そう

炉心バッフル取付板

バッフルフォーマボルト
炉心バッフル

炉心バッフル

270°

180°

廻り止めピン90°

高浜１号機第13回定期検査
高浜２号機第15回定期検査
高浜１号機第17回定期検査【超音波探傷検査実施範囲※】※︓炉心の対称性を勘案し、各定期検査でバッフルフォーマボルト全数の１/２に対して検査を実施

廻り止めピンの両端は炉心バッフルに
溶接止め

超音波探傷
プローブ

【検査装置概略図】

溶接止め〇高経年化への対応
・炉内構造物の照射誘起型応力腐食割れに対しては、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、炉心バッフル等の過度の変形やボルト脱落など異常のないことの確認を実施していく。
・予防保全の観点から、今後、炉内構造物の一式取替等を計画している。

大型工事における安全管理体制「限られた敷地内で複数の工事が輻輳することから、十分な安全管理に努めていただきたい(1/2)」

参考47〇高浜発電所 今後の主な工事の予定作業エリア○緊急時対策所設置工事○1､2号機格納容器上部遮蔽設置工事○1､2号機燃料取替用水タンク他取替工事○1､2号機竜巻飛来物防護設備設置工事○1､2号機非常用ディーゼル発電機燃料油タンク増設工事○1､2号機消火水系統バックアップタンク設置工事○1､2号機アクセスルート確保対策工事○免震事務棟設置工事

2号○2号機復水タンク取替工事○2号機竜巻飛来物防護設備設置工事○2号機非常用ディーゼル発電機
燃料油タンク増設工事○2号機周辺斜面安定化対策工事
4号

3号

1号

○1号機格納容器再循環ユニット海水供給
配管等設置工事○1号機ＳＡ・ＢＦ関連耐震裕度向上工事○1号機竜巻飛来物防護設備設置工事○1号機非常用ディーゼル発電機
燃料油タンク増設工事○1号機復水タンク取替工事○1､2号アクセスルート確保対策工事○1号機停止時点検○2号機海水取水設備移設工事○2号機格納容器再循環ユニット海水供給
配管等設置工事○2号機ＳＡ・ＢＦ関連耐震裕度向上工事○2号機竜巻飛来物防護設備設置工事○2号機停止時点検

ＳＡ︓シビアアクシデント
ＢＦ︓バックフィット

参考48

前回の委員会(11/2)における委員
からの質問に対する回答について○美浜3号機使用済燃料ピットフリースタンディングラックの浮き上がり等を考慮した耐震評価○美浜3号機使用済燃料ピットラック取替工事の工事期間中の地震対策

第88「回原子力安全専門委員会資料（抜粋）参考49

美浜3号機使用済燃料ピットフリースタンディングラックの浮き上がり等を考慮した耐震評価

審査の過程で見直した基準地震動（750ガル→993ガル）において、使用済燃料ピットラックの耐震性を向上させるため、現状のﾗｯｸから、床に固定しない「ﾌﾘｰｽﾀﾝﾃﾞｨﾝｸﾞﾗｯｸ(FSR)」に取替え。
【FSR構造概要】

ラックブロック

壁サポートなし

固定しない自立型
床に固定しない
使用済
燃料ピット

フラットプレート
ピット床

ピット床

外周板

フラットプレートはピット床に固定し、ラックブロックはフラットプレート上を滑る

床に固定しない

連結部

フラットプレート

・FSRは、外周板を有したｷｬﾝ型のﾗｯｸ構造であり、８体のﾗｯｸﾌﾞﾛｯｸで構成。
・使用済燃料ﾋﾟｯﾄの壁や床に固定せず、地震力に対してﾗｯｸが滑ることでﾗｯｸに伝わる
地震力を低減させる構造。
・ﾗｯｸﾌﾞﾛｯｸ８体を連結することでﾛｯｷﾝｸﾞ挙動※1を抑制し、ﾗｯｸﾌﾞﾛｯｸ間の衝突を防止。
・外周板を設けることで、周囲の水による流体力が大きく作用。

地震力により、ﾗｯｸﾌﾞﾛｯｸの滑り挙動（回転を含む）
及びﾛｯｷﾝｸﾞ挙動※1が生じる。
※1︓ラックブロックが傾くことにより1辺のみで支持する
ゆりかごのようにカタカタと動く挙動【FSRの耐震評価】
・ 加振試験結果との比較により妥当性及び保守性を確認した解析手法を用いた挙動解析及び応力解析による評価。
・ 設置時にﾗｯｸﾌﾞﾛｯｸ同士が連結されていない状態があるため、連結ﾌﾞﾛｯｸ及び単体ﾌﾞﾛｯｸの両方の状態に対して評価。
【挙動解析】
滑り挙動及びﾛｯｷﾝｸﾞ挙動※1を模擬した解析※２により、使用済
燃料ﾋﾟｯﾄ壁との必要な離隔距離を確保すること及び転倒が生じ※2︓３次元非線形時刻歴解析
ないことを浮上がり角により評価。
・地震力は水平２方向及び鉛直方向に同時に作用。
・挙動解析では、ﾗｯｸﾌﾞﾛｯｸ周囲の水による流体力の効果を考慮。

＜評価結果※(耐震計算書抜粋 基準地震動)＞(1)滑り量※︓裕度が最も小さい、厳しい評価の結果を例示(2)浮上り角○滑り量

滑り量評価用

転倒評価用

○浮上り角
（転倒）

滑り量

許容滑り量

評価結果

98mm

540mm

○

浮上り角

許容浮上り角

評価結果

6.5°

20.7°

○

美浜3号機使用済燃料ピットラック取替工事の工事期間中の地震対策

参考50

取替工事期間中に地震が発生しても、既存の使用済燃料ピットラックと新しいラック（フリースタンディングラック）との離隔距離を十分に確保することで、既存のラックにフリースタンディングラックが衝突することはないと評価。
・地震によるフリースタンディングラックの想定滑り量は、保守的に、基準地震動に対する滑り量（解析値︓98ｍｍ）の３倍とし、330ｍｍと設定。
・工事のステップを通じて、最も既存のラックと新しいラックとが近づく場合においても、その離隔距離は地震による想定滑り量に対して十分な余裕を確保。（481.5mm）

約13m【使用済燃料ピット】
既存のラック（固定）

新しいラック（フリースタンディングラック）（固定しない）

約9m

既存の
ラック

予想滑り量

330mm

新しい
ラック

拡大

481.5mm481.5mm

参考51

前回の委員会(2/13)における委員
からの質問に対する回答について〇格納容器内で水素が滞留する可能性のある箇所における水素爆轟の可能性について第89「回原子力安全専門委員会資料（抜粋）参考52

水素燃焼に係る判断基準〇新規制基準(実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則)
第37条２ 発電用原子炉施設は、重大事故が発生した場合において、原子炉格納容器の破損及び工場等外への放射性物質の異常な水準の放出を防止するために必要な措置を講じたものでなければならない。
（上記基準の解釈）
第37条 2-2 上記「原子炉格納容器の破損及び工場等外への放射性物質の異常な水準の放出を防止するために必要な措置を講じたもの」とは次に掲げる要件を満たすものであること。
(a) 想定する格納容器破損モードに対して、原子炉格納容器の破損を防止し、かつ、放射性物質が異常な水準で敷地外へ放出されることを防止する対策に有効性があることを確認する。
2-3 上記「有効性があることを確認する」とは、以下の評価項目を概ね満足することを確認することをいう。
(f) 原子炉格納容器が破損する可能性のある水素の爆轟を防止すること。
(g) 可燃性ガスの蓄積、燃焼が生じた場合においても、「原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力が最高使用圧力又は限界圧力を下回ること」の要件を満足すること
2-4 上記「原子炉格納容器が破損する可能性のある水素の爆轟を防止すること」とは、以下の要件を満たすこと。
(a) 原子炉格納容器内の水素濃度がドライ条件に換算して13vol％以下又は酸素濃度が5vol％以下であること

90

10

80

20
30
40

50

)

40

60

水蒸気濃度
55%

70

30

出典︓Z.M. Shapiro, T.R. Moffette, "HYDROGEN
FLAMMABILITY DATA AND APPLICATIONTO PWR LOSS-OF- COOLANT ACCIDENT",
WAPD-SC-545, U.S. Atomic Energy
Commission, Pittsburgh, PA, 1957, 13 pp.

(%

50

度

空気

60

気濃

可燃領域

濃度

(%

)

70

水蒸

〇事業者の自主基準
格納容器内局所水素濃度が13%以下、
もしくは水蒸気濃度が55%以上

100

爆轟領域

20

80

10

90
100

100

90

80

70

60

50

40

30

20

10

水素濃度 (%)

空気、水素、水蒸気の3元図

水素濃度
13%

炉心の著しい損傷発生時の水素濃度（GOTHICによる評価）○概要
水素爆轟の観点で最も厳しい事象である、
格納容器内への水素の放出速度が大きい「大LOCA+ECCS注入失敗」を選定し、解析コードGOTHICを用いて水素濃度分布推移を評価する。

s7

s8

s9

s4
s
4

s5
s
5

s6
s
6

s1

ss2
2

s3

参考53

上部区画9分割イメージ（Level1）
Level2︓s10〜s18
Level3︓s19〜s27○計算手法

格納容器をノード分割し、区画内で発生する
水素分布・水蒸気分布の推移を計算する。
 上部区画垂直方向に3Levelにノード分割、各Levelは9区画にノード分割（s2,s4,s6はＰＡＲ※1設置ノード）
 下部区画
原子炉キャビティ、各ループ室※2外周等
各区画ごとに分割

Level 3
上部区画

Level 2
Level 1下部区画

※1︓静的触媒式水素再結合装置※2︓1次冷却材配管等が敷設されている部屋

上部・下部垂直方向分割イメージ

参考54

水素燃焼に係る解析結果(大飯3,4号機大破断LOCA+ECCS注入失敗)
最高値約 12.8vol％（約 1.7 時間）

原子炉格納容器全体平均ドライ水素濃度
原子炉格納容器全体平均ウェット水素濃度

1413vol%
13％

静的触媒式水素再結合装置の効果による原子炉格納容器内の水素濃度低下

12
10

-

原子炉格納容器内の平均水素濃度(vol％)

16

原子炉容器破損（約 1.4 時間）

864

炉心溶融開始（約 27 分）

2

原子炉格納容器内の各区画水素濃度︵ドライ︶

16

14
12
水素濃度は均一に混合10原子炉容器破損(約 1.4 時間)

8

上部区画上段（中心位置）
上部区画中段（中心位置）
上部区画下段（中心位置）
ループ室（破断区画）
外周部
原子炉下部キャビティ区画

642

炉心溶融開始(約 27 分)(vol％)
0

0
0

5

10
時

15
間

20

25

(時)

原子炉格納容器内平均水素濃度の推移

0

1

2

3
時

間

4

5

(時)

代表的な区画の水素濃度の推移

炉心溶融開始後から原子炉格納容器内の水素濃度は上昇するが、平均水素濃度（ドライ換算）は最大約12.8%であり、判断基準13vol%を下回る。発生した水素が全て燃焼に寄与することを想定した場合の圧力は約0.50MPaであり、最高使用圧力の2倍(0.78MPa)を下回る。
また、各区画の挙動では、炉心溶融後は破断口からの水素放出により破断区画での水素濃度が比較的高く推移するが、他区画の水素濃度も同程度の傾きで上昇している。さらに、原子炉容器破損直後は、原子炉下部キャビティに落下した溶融炉心と水との反応により、一時的に原子炉下部キャビティ区画及び外周部区画での水素濃度が高くなるが、速やかに混合し、原子炉格納容器内全体がほぼ均一な水素濃度挙動となっている。

6

格納容器内で水素が発生した場合に滞留する可能性のある箇所

参考55

水素爆轟の観点で最も厳しい事象である「大LOCA+ECCS注入失敗」のケースを選定し、発生する水素濃度推移を計算。結果、一時的に水素濃度が13%に達する箇所は３箇所あった。

A

原子炉下部キャビティ

EL.26.0mのC,D ループ室外周部
EL.26.0mのA,B ループ室外周部

B
格納容器

EL.26.0mのループ室外周部

13%

原子炉下部キャビティ

水素濃度の時間推移時

水素滞留箇所イメージ

間

一時的に爆轟領域に達するが、水素爆轟が起こる可能性があるのか、爆轟に至る知見から検討する。（次頁）

水素濃度が13%に達する箇所での空気、水素、水蒸気の３元図

AB

EL.26.0 mのC,D ループ室外周部 EL.26.0 mのA,B ループ室外周部

原子炉下部キャビティ
水素濃度が13%を超えて爆轟領域に達する（炉内計装管部も含めた空間気相部の平均濃度）

水素濃度が13%を超えるが、爆轟領域に達しない

原子炉下部キャビティにおける水素爆轟の可能性について

参考56

原子炉容器(RV)破損直後の水素生成に対して、最も通過しやすいと考えられるRVフランジ鉛直パスについて考察。

①高濃度水素の存在

水素が格納容器内に拡散・原子炉下部キャビティで放出された水素は、
RVフランジ鉛直パスを通過するが、狭い空間であるため、短時間に水素で満たされるＡ

ﾎｯﾄﾚｸﾞ下端

・鉛直パスでは大量に発生した水素が空気を上部へ押し出す状態となり、水素と空気が混合状態となる前に水素で満たされる(①−１「空気と水素が分離」に近い状態)
・仮に燃焼したとしてもキャビティ内圧は約0.5MPaであり、原子炉下部キャビティの健全性に影響しない

②体系

Ｂ

約3m

〇

原子炉
下部
ｷｬﾋﾞﾃｨ

〇

水面

ＲＶ
〇

〇

〇

〇

〇

〇

RV破損後に発生する水蒸気により、速やかにウェットな環境となる

〇

水素生成

⑤障害物の有無

細長い閉空間ではない③助走距離
キャビティ水面から高温側配管(ホットレグ)
までは約3mであり助走距離としては不十分
である

Ｂ RV胴部はキャビティ壁との隙間が約3〜6cm

④環境

〇

〇

キャビティ気相部
Ａ RVフランジ鉛直パス（約5.1cmの隙間が円周に亘ってあり）

障害物がない原子炉容器(RV)および原子炉下部キャビティ断面図

溶融
炉心

原子炉下部キャビティ気相部では一時的に爆轟領域になる期間はあるものの、水素爆轟が起きにくい体系・状況であり、爆轟に至る可能性は非常に低いと考える。
なお、水素燃焼挙動に関する知見については国の技術開発委託事業等で研究が進められている。

参考57

海外における40年超運転プラントの情報と反映について当社として従来から実施している予防処置の仕組み（国内外トラブル情報を積極的に入手し、起こり得る不適合の原因を除去することにより、同種同類の不適合の発生を防止）のなかで、今回、海外の高経年プラント（ＰＷＲ４１プラント）におけるトラブルに着目し、対応状況について確認した。
〇海外では、40超運転プラントは稼動している。
〇経年劣化に起因する事象を当社○公開されている情報を元に整理を行い、約240件が抽出されている。
○そのなかで、検討対象となった情報（１７件）のうち、経年劣化に起因する事象は４件あり、いずれも対応済。
【海外情報】

約240件（非公開情報）IAEA情報原子力安全システム研究所

関西電力

スクリーニング

経年劣化事象の抽出（ＩＮＳＳ）（非公開情報）INPO情報情報入手（非公開情報）WANO情報

分析・評価

NRC情報
IAEA︓国際原子力機関
NRC ︓米原子力規制委員会
WANO︓世界原子力発電事業者協会
INPO︓米国原子力発電運転協会

参考情報クラス

結果

17件

４件

【INSSはPWRプラントの情報を入手】

海外情報の収集・対応状況(1/2)
プラント名

運転年数

参考58

主なトラブル事例概要【アメリカ】
Oconee 1/2/3

44.6- ・同軸ケーブルの温度誘導電流の可能性により、格納容器高レンジ放射線モニタが不安定な指示を示す
46.0
可能性

Palisades

47.6

Prairie Island ½
Three Mile Island 1・燃料取替用水タンクのT-Specを越える漏えいで原子炉を停止。

44.6・DC非常用ﾀｰﾋﾞﾝ油ﾎﾟﾝﾌﾟ制御回路にﾋｭｰｽﾞ無く、過負荷時火災で安全停止機器に悪影響
45.6
・耐震設計のほう酸貯蔵タンク（燃料取替用水タンクに該当）に非耐震設計である浄化設備配管が接続44.9されていた。

【事例】

プラント名
（国名）
Palisades（アメリカ）
・運転開始日︓
1971/12/31
・運転年数︓
47.6y

事象概要

対応状況

発生日︓2012/6/12
燃料取替用水タンクの漏えいで原子炉を停止。
その後の検査で、タンク底板溶接部の残留応力と底板の下に敷き詰めた砂の中の空間部に起因する曲げ応力がタンク水抜き/水張り時に繰返した低サイクル疲労で発生した貫通漏えい
7箇所を確認。

国内PWRプラントの燃料取替用水タンクにおいても、据付時のクッションとして底板の下にサンドクッションとして砂を敷き詰めている。
Palisadesの燃料取替用水タンクはアルミニウム5454材で作られているが、国内PWRプラントの同タンクはオーステナイト系ステンレス鋼製であり、底板が腐食した事例はなく、サンドクッションの施行も砂の塩素濃度規制、形状の正確さ等、過度な応力が生じないように考慮されている。同様な低サイク
ル疲労損傷もない。

【今後の対応】○抽出した情報に対しては、当社として既に対応がなされており、今回の安全対策工事において取替を実施している設備もある。
○トラブルの傾向としては、単純に経年劣化が原因となるものではなく、運転管理や設計不良などと相まって発生しているものと考えている。
○今後も、海外情報を含めトラブル情報を積極的に収集し、早期の発見、対応を行うことにより万全を期してまいりたい。

海外情報の収集・対応状況(2/2)

参考59

海外の４０年超運転プラント一覧（全４１基）
発電所名

運転開始年月（運転期間は2019/7末時点）

運転開始年月電気出力(MW)

運転期間【アメリカ ２９基】

電気出力(MW)SURRY-1

1972/12/22

890

46.6

ANO-1

44.6

SURRY-2

1973/5/1

890

46.3

42.8

THREE MILE ISLAND-1

1974/9/2

880

44.9

44.2

TURKEY POINT-3

1972/12/14

829

46.6

TURKEY POINT-4

1973/9/7

829

45.9

1974/12/19

BEAVER VALLEY-1
CALVERT CLIFFS-1

運転期間

903

1976/10/1

959

1975/5/8

918

発電所名

CALVERT CLIFFS-2

1977/4/1

911

42.3

COOK-1

1975/8/28

1131

43.9

【ベルギー ３基】

COOK-2

1978/7/1

1231

41.1

DOEL-1

1975/2/15

454

44.5

DAVIS BESSE-1

1978/7/31

925

41.0

DOEL-2

1975/12/1

454

43.7

FARLEY-1

1977/12/1

918

41.7

TIHANGE-1

1975/10/1

1009

43.8

GINNA

1970/7/1

608

49.1

INDIAN POINT-2

1974/8/1

1067

45.0

BUGEY-2

1979/3/1

945

40.4

INDIAN POINT-3

1976/8/30

1085

42.9

BUGEY-3

1979/3/1

945

40.4

MILLSTONE-2

1975/12/26

918

43.6

BUGEY-4

1979/7/1

917

40.1

NORTH ANNA-1

1978/6/6

990

41.2

FESSENHEIM-1

1978/1/1

920

41.6

OCONEE-1

1973/7/15

891

46.0

FESSENHEIM-2

1978/4/1

920

41.3

OCONEE-2

1974/9/9

891

44.9

1973/10/26

515

45.8

1975/5/1

963

44.3

BEZNAU-1

1969/12/9

380

49.6

BEZNAU-2

1972/3/4

380

47.4

OCONEE-3

1974/12/16

900

44.6

PALISADES

1971/12/31

850

47.6

POINT BEACH-1

1970/12/21

640

48.6

POINT BEACH-2

1972/10/1

640

46.8

PRAIRIE ISLAND-1

1973/12/16

566

45.6

PRAIRIE ISLAND-2

1974/12/21

560

44.6

ROBINSON-2

1971/3/7

780

48.4

SALEM-1

1977/6/30

1254

42.1

ST. LUCIE-1

1976/12/21

1045

42.6

【フランス ５基】

【オランダ １基】
BORSSELE【スェーデン １基】
RINGHALS-2【スイス ２基】

右上に続く ↗

長期停止期間中の保守管理について(1/4)

参考60【法令上の扱い】〇実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則(第81条第1項第7号)
発電用原子炉の運転を相当期間停止する場合その他発電用原子炉施設がその保守管理を行う観点から特別な状態にある場合においては、当該発電用原子炉施設の状態に応じて、前各号に掲げる措置（対象設備の保守管理方針等）について特別な措置を講じること。
〇発電用原子炉施設の使用前検査、施設定期検査及び定期事業者検査に係る実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則のガイド・特別な保全計画が必要な場合
発電用原子炉の運転を相当期間停止する場合その他プラントがその保守管理を行う観点から特別な状態にある場合においては、特別な保全計画等を定め、実施する必要がある。
相当期間とは、概ね1年以上とする。特別な状態にある場合とは、比較的広範な機器に対し追加的な点検等を実施する必要がある場合や、設備全般に対する長期保管対策を実施する場合等とする。

【高浜３，４号機 長期停止中における追加点検の実績工程】
Ｈ２２年度

Ｈ２３年度

Ｈ２４年度

３号機

第21回定期検査（H24.2.20〜）

Ｈ２５年度

追加点検

Ｈ２６年度

Ｈ２７年度

追加点検

追加点検

追加点検

追加点検

東電福島第一
原子力
発電所事故

４号機

第20回定期検査（H23.7.21〜）

追加点検

追加点検

参考61

長期停止期間中の保守管理について(2/4)

プラントの長期停止期間中においては、特別な保全計画で策定する以下の①〜③の内容を適切に実施することで、プラントの設備・機器の健全性を確保している。
①プラント停止中の系統・機器について、通常の停止状態または待機状態で保管対策を実施②点検計画を考慮の上、保管状態、停止期間に応じた追加保全（分解点検等）の検討を行い、必要な追加保全を実施③保管状態、停止期間に応じた追加的な健全性確認の検討を行い、必要な健全性確認を実施
上記①〜③の具体的内容は以下の通り①保管対策
長期停止状態において、各系統・機器に応じた適切な保管対策を実施○乾式保管
水分を除去する方式。水抜きの後、乾燥機を通して乾燥空気を循環し、定期的に湿度を確認または水抜きし、自然乾燥状態を維持。［タービン本体、主蒸気・抽気系統など］○湿式保管
脱酸素剤であるヒドラジンを添加して水張りする方式。必要に応じて添加したヒドラジン濃度を確認する。気相部が存在する場合は、窒素ガスを封入。 ［蒸気発生器２次側など］
１次冷却材系統においては、原子炉容器ノズルセンターまでの水張り状態にて水質管理を定期的行い、必要により脱塩塔に通水することで耐腐食環境を維持。蒸気発生器２次側においても水質が管理値内にあることを定期的に確認。

参考62

長期停止期間中の保守管理について(3/4)②必要な追加保全

以下のフローに基づき、機器の保管状態や停止期間に応じ、分解点検等の追加点検が必要な機器、項目を抽出。
［主な点検機器・点検内容］

保全対象となる設備の点検計画

N

機器の特性
変化を把握する目的で実施する作業
N
（※1）
外観点検等
Y
原子炉冷却材系統（満水）、主蒸気系統（乾式）他

N●海水ポンプ、循環水ポンプ
分解点検

機器・系統に対する作業が機能回復に影響
Y
設備保管状態の環境において、劣化が懸念される機器/系統YN⑤規格基準類に基づき、暦年管理で実施する点検N
追加点検不要Y

次回の追加
点検（※2）までに点検・検査が必要
Y

追加点検必要●海水管
内部点検・清掃●原子炉補機冷却水クーラ
開放点検、細管清掃、
渦流探傷試験
●非常用ディーゼル発電機
クーラ開放点検・細管清掃、分解点検●計器用コンプレッサ
分解点検●換気空調装置
分解点検●放射線監視装置、稼動系統の計器点検調整、入出力試験●計器用電源
機能確認、冷却ファン取替など※1︓例）計器等の特性確認※2︓停止状態を維持するための追加点検参考63

長期停止期間中の保守管理について(4/4)③必要な健全性確認②において、点検計画に基づき検討した追加点検（分解点検等）に加えて、機器の保管状態や停止期間を考慮し、必要な健全性確認を実施。
○定期試験
非常用ディーゼル発電機(保安規定要求)、充てん/高圧注入ポンプ、余熱除去ポンプ、格納容器スプレイポンプ○ターニング （※︓ハンドターニング）
主タービン、主給水ポンプ※、復水ブースタポンプ※、電動補助給水ポンプ※などなど○絶縁抵抗測定
１次冷却材ポンプモータ、復水ブースタポンプモータ、電動主給水ポンプモータ など○再稼動先行プラントの不具合反映（川内１号機 復水器細管漏えい事象）
他プラント不具合事象を反映し、復水器細管の渦流探傷検査(ＥＣＴ)を実施し、健全性を確認。
○実動作等による健全性確認
２次系の主要な設備(復水ポンプ、復水器真空ポンプ等)について、実動作等による健全性確認を実施。

【結 論】
プラント長期停止状態においても、「①保管対策」「②必要な追加保全」「③必要な健全性確認」を適切に実施することで、プラントの設備・機器の健全性を確保しており、今後もこの取組みを継続。また、新たな技術的知見等が得られれば、適切に反映。

参考64

事故時対応能力の向上

参考65

事故時対応能力の向上（全般）
重大事故等発生時の対応能力向上のための教育・訓練の概要○指揮者（所長、原子力安全統括、運営統括長他）

・知識ベースの教育（事故対策への習熟）として、研修ツールを用いた学習、演習など
・実践的な訓練（対応能力向上）として、ﾘｰﾀﾞｰｼｯﾌﾟ研修、実動を含む原子力防災訓練など・事故時に所長をサポートする参謀機能を担う原子力安全ｼｽﾃﾑを俯瞰する人材の育成

19
20○緊急時対策本部の技術系社員（通報連絡者、技術系本部要員他）・事故対応への習熟（知識ベース）として、研修ツールを用いた学習など
・実践的な訓練（対応能力向上）として、実動を含む原子力防災訓練など

21

○運転員

・シミュレータ訓練に、長時間の全交流電源喪失を想定した訓練
・シビアアクシデント発生時のプラント挙動を可視化するツールを用いた教育など

シミュレータ訓練（非常灯照明下）○緊急安全対策要員

・協力会社社員を含め、電源供給、給水活動等の手順の教育
・重大事故等発生時を想定した訓練など

21

可搬式代替低圧
注水ポンプの訓練【教育・訓練実績（高浜発電所）】
Ｈ23年度

Ｈ24年度

Ｈ25年度

Ｈ26年度

Ｈ27年度

教育・演習受講者人数（延べ人数）

約480人

約1,300人

約1,200人

約1,600人

約2,500人

訓練回数

約280回

約400回

約800回

約1,500回

約890回

事故時対応能力の向上〜指揮者に対する教育・訓練〜（1/2） 参考66
Ｈ２４年度

Ｈ２５年度

Ｈ２６年度

Ｈ２７年度

【評価】
【評価】
【評価】
【評価】
福島第一原子力発電所事
福島第一原子力発電所事「③シビアアクシデント対応教
EAL通報基準の法令改正
故の原因と教訓を継続的に学 故を踏まえ、指揮者の重要性
育Ⅰ」の実施実績を踏まえ、等を踏まえた知識教育、緊ぶ必要があること、シビアアクシ と、事故時に的確に統率できる 急時の現場指揮能力向上
カリキュラム分割による基礎知
デントとその対応策に関する専 ための指揮能力向上のためののための教育訓練の充実が 識と対応演習それぞれの教育
門的知識、国内外の最新の専門教育が必要と評価し、以内容の充実が必要と評価し、必要と評価し、以下の教育知識を学んでいく必要があると 下の教育を追加、充実・強化
以下の教育を充実・強化
を追加
評価し、以下の教育を追加
【改善】
【改善】
【改善】
【改善】
③「シビアアクシデント対応①「シビアアクシデント⑦「重大事故の解析事象、⑨シビアアクシデント対応
教育Ⅰ」
マネジメント研修
EAL判断のための教育
教育Ⅲ（講義）
指揮者を対象に可視化ツー
１Ｆ事故の事象・教訓を学新たに指揮者の役割に就く者
事故シーケンス事例のプラルを用いたSA挙動理解と、ぶ教育にも理解が深まるように、事故
ント挙動を理解し、事故対SA対応を模擬する実践的なシーケンス等基礎知識を習得
応やEAL判断等の知識を演習を含む教育②「シビアアクシデント専門技術するための教育を新設（従来深めるための教育④「JANSI緊急時指揮者リー研修」の教育Ⅰから分割）（ﾃｷｽﾄを用いた講義形式）
ダーシップ研修」
ＰＷＲプラントの設計思想⑧「JANSI危機管理研修
緊急時のリーダーシップを学を踏まえたシビアアクシデント事⑩シビアアクシデント対応（課長クラス）」
ぶ指揮者対象の教育
象の専門教育教育Ⅰ（演習）緊急時の過酷状況下での指揮能力向上を目的に、従⑤「初動対応訓練（模擬含）」
任務遂行における現場指揮
来よりも演習時間を拡大する
初動対応習熟のため、対策者としての事象把握・コミュニ
PWR ︓加圧水型軽水炉
本部召集までの初動訓練ため、演習単独の教育に強化
ケーション能力等の教育・訓SA︓シビアアクシデント
・グループ形式で本部要員の役
練⑥「原子力防災訓練」
EAL ︓緊急時活動レベル
JANSI︓原子力安全推進協会
INSS ︓原子力安全システム研究所

指揮者に対するブラインド要素も取り入れた訓練に充実・強化

割を決め、事故事例を用いた
模擬演習○Ｈ２８年度は、INSSを活用した緊急時リーダーシップ能力向上の社内研修実施に向けて検討を進める

事故時対応能力の向上〜指揮者に対する教育・訓練〜（2/2） 参考67
事故時に所長をサポートする参謀機能を担う原子力安全ｼｽﾃﾑを俯瞰する人材の育成○原子力安全統括の配置（H26.6）

・福島第一原子力発電所事故を踏まえ、事故時に原子力安全システム全体を俯瞰して所長をサポートする人材を原子力安全統括として配置。(所長に次ぐ職位)
・平時は安全性向上を推進、事故時は所長の技術的判断のサポートを行う参謀機
能を担う。

体制図

所長
原子力安全統括
【H26年6月設置】

安全・防災室長

品質保証室長

運営統括長(1,2号)

副所長（技術）運営統括長(3,4号)

副所長（事務）

所長室長【H26年6月 安全・防災ラインの強化】○俯瞰人材の育成
原子力安全分野に精通した人材を育成し、俯瞰人材候補の裾野を拡大していくため、教育・訓練の充実、原子力安全分野への配置拡大等を実施中。
〔教育・訓練の充実〕
・原子炉安全の基本を学ぶ原子炉主任技術者資格試験の学習支援の充実、ＰＲＡ※技術研修への派遣、等・事故収束手段を検討・判断する発電所の指揮者向けシビアアクシデント対応教育（机上演習等）を発電所要員のみでなく、事業本部の安全部門要員に対しても実施し、実践的な事故時対応能力を養成〔原子力安全分野への配置拡大〕
・事業本部に新設（H26.6）した原子力安全部門への配置
・原子力安全分野に関連する部署への積極的な配置※ PRA(Probabilistic Risk Assessment)︓確率論的リスク評価

事故時対応能力の向上〜技術系社員、緊急安全対策要員向け教育、訓練の改善〜

参考68

技術系社員、緊急安全対策要員の教育・訓練（H28年度の改善検討（例））〇技術系社員向け教育の改善
教育項目
シビアアクシデント対応教育（講義）

プラント挙動可視化ツールを用いたＳＡ所達に基づく対応に関する知識を習得するための教育

気づき・指摘事項

改善案

受講者感想による気づき
・プラントの挙動が良くわかった
・事故対策が成功する説明だけでは最悪の場合どうなるかがわからない
・後でテキストだけを見てもわかるようにしてほしい・テキストの改善を検討する
対策に失敗した場合に生じる事象を例示する
説明文と図面との対応を明示する〇緊急安全対策要員向け重大事故対応訓練の改善
ａ．成立性確認訓練の運用改善
訓練項目
成立性確認訓練現場における重大事故対応のための手順操作が、所定の時間内に実施できることを確認する訓練

気づき・指摘事項

改善案

原子力規制庁および社内での気づき

・訓練者相互の服装チェックを慣例化
・ヘッドライトはテープで固定する運用化

気づき・指摘事項

改善案

・防護服の破れや、ヘッドライトのずれに気づかず訓練をしていた

b．訓練用施設の改善
原子力規制庁からの指摘

今後も継続実施し、前向きに改善に取り組む。

実機

・作業性や周辺環境の観点で実機と異なる部分があった（冷却水配管ディスタンス
ピース取替用モックアップ）

プ

現場における重大事故対応のために操作する配管等を模擬した
モックアップ設備を使用して実機では経験できない手順の習熟を図る

クア

訓練用モックアップ設備

モ

訓練項目

モックアップ（改良後）

・配管形状や支持構造物を改造し、操作性や周辺環境を実機に近づける（取り付け高さ、Ｌ字形状、サポー
ト位置等）

参考69

組織・体制の充実 〜初動および召集体制の強化〜
福島第一原子力発電所事故の知見等を踏まえ、美浜3号機の初動・召集体制を強化。
福島第一原子力発電所事故以降

福島第一原子力発電所事故以前（新規制基準への対応等）

美浜3号機の初動対応要員

26名
本部要員︓
運転員︓
（うち3号運転員
消火活動要員︓

49名※
2名
19名
8名）
5名

本部要員︓
4名
運転員︓
12名
（うち3号運転員8名）
緊急安全対策要員︓33名（設備対応、消火活動要員等）

・1,2号機の廃止措置に伴う運転員の減。
・外部からの支援なしでの原子炉・使用済燃料
ピット等への給水、電源確保への対応など、新たな役務の対応に伴う増。
・火災対応に備えた消火活動要員の増。
など【６時間以内に召集できる要員(5名)のルート】

発電所所員︓ 約400名
協力会社 ︓ 約110名

プラントメーカによる技術支援
若狭地区︓
11名
神戸地区︓約400〜500名

・必要な技量を持つ要員派遣を確実に受けられる派遣体制を構築。
・自然災害等による交通手段の途絶を想定した場合でも、本部要員5名※は６時間以内に確実に参集できる体制を構築。
※︓保安規定変更認可申請書の記載人数（４９名＋５名＝５４名）

参考70

初動対応体制の強化（要員の確保）【美浜3号機】
・保安規定(第13条)に規定︓重大事故等対策要員(54名)確保の保安規定の記載（参考︓高浜3,4号機同時発災時）（単位︓名（以上））
配

中央制御室
（運転員）

本部要員

緊急安全
対策要員

○発電所常駐の初動対応要員49名に、召集5名を加えた54名体制で重大事故等の対
応を実施。

要員数

発電所
常駐

召集

24

24

−

6

−

−

10

40

−

38

−

38※2

118

70

48

要員数

発電所
常駐

召集
※1

運転員

12

12

−

本部指揮

1

通報連絡

1

ユニット指揮1

現場調整

1

各班要員(召集)

5

電源確保

1

運転支援

3

消火活動

7

ガレキ撤去

2

給水確保

15

13

設備対応

5

10

合計

54

置

4

−

−

5

○要員の欠員により、54名が維持できず、所長が補充の見込みが立たないと判断した場合は原子炉の停止措置。

1
2
2
1
10
４
２

33

49

−

5

※1︓事象発生後、６時間以内に発電所に召集

7４※2︓給水確保（召集）参考71

教育・訓練等の実施状況について
・ 事故時対応能力の向上 〜教育・訓練の改善の取り組み〜
・ 事故制圧に必要な各種資格の計画的取得について

参考72

事故時対応能力の向上 〜教育・訓練の改善の取り組み(1/2)〜

事故時に指揮者となる発電所幹部に対して、事故収束手段を判断するために必要な技術的能力(テクニカルスキル)向上に加え、事故対策要員を的確に統率するために必要な緊急時のリーダーシップ能力(ノンテクニカルスキル)を向上させるための教育・訓練の充実・強化も図っている。
Ｈ２４年度

Ｈ２５年度

Ｈ２６年度

Ｈ２７年度

Ｈ２８年度

件名

件名

件名

件名

件名

原子力防災教育
シビアアクシデント
マネジメント研修
シビアアクシデント
専門技術研修原子力防災教育
シビアアクシデント
マネジメント研修
シビアアクシデント
専門技術研修原子力防災教育
シビアアクシデント
マネジメント研修
シビアアクシデント
専門技術研修
重大事故の事象、緊急時活動レベル(ＥＡＬ)判断のための教育

Ｈ２４年度〜新規

Ｈ２６年度新規

Ｈ２７年度新規

原子力防災教育
原子力防災教育
シビアアクシデント
シビアアクシデント
マネジメント研修
マネジメント研修
シビアアクシデント
シビアアクシデント
専門技術研修専門技術研修
重大事故の事象、緊急時 重大事故の事象、緊急時
活動レベル(ＥＡＬ)
活動レベル(ＥＡＬ)判断のための教育判断のための教育
シビアアクシデント対応教育Ⅲ(講義)シビアアクシデント対応教育Ⅲ(講義)ｼﾋﾞｱｱｸｼﾃﾞﾝﾄ対応
教育Ⅰ(講義･演習)

シビアアクシデント
対応教育Ⅰ(演習)シビアアクシデント
対応教育Ⅰ(演習)

初動対応訓練(模擬含)

初動対応訓練(模擬含)

初動対応訓練(模擬含)

初動対応訓練(模擬含)

原子力防災訓練

原子力防災訓練

原子力防災訓練

原子力防災訓練

原子力防災訓練

Ｈ２５年度新規JANSI 緊急時指揮者
ﾘｰﾀﾞｰｼｯﾌﾟ研修

JANSI 発電所長研修(指揮者ﾘｰﾀﾞｰｼｯﾌﾟ)
JANSI危機管理研修（課長クラス）JANSI発電所長研修（指揮者ﾘｰﾀﾞｰｼｯﾌﾟ）
JANSI危機管理研修（課長クラス）JANSI発電所長研修（指揮者ﾘｰﾀﾞｰｼｯﾌﾟ）
JANSI危機管理研修（課長クラス）

Ｈ２６年度新規

INSS緊急時対応
INSS 緊急時対応
ﾘｰﾀﾞｰｼｯﾌﾟ研修のﾘｰﾀﾞｰｼｯﾌﾟ研修
試行
試行実施
の検討

ノンテクニカル
スキル向上

シビアアクシデント対応教育Ⅰ

Ｈ２５年度新規

テ
ク
ニ
カ
ル
ス
キ
ル
向
上

3

参考73

事故時対応能力の向上 〜教育・訓練の改善の取り組み(2/2)〜〇原子力安全システム研究所（INSS)が開発している緊急時リーダーシップ能力の向上を図る
研修を高浜発電所の指揮者クラスの要員を対象に試行実施

2

いかなる状況下でも冷静な判断を下し、的確な指揮を執れる能力の向上を目的に、ストレス状況を模擬した指揮者向けロールプレイを実施。
他所での試行実施結果も踏まえ、年度末に評価を実施。

【試行実施の様子】

実施概要
場
所︓高浜発電所 緊急時対策所
日時︓７月１２日、１３日
訓練対象︓発電所特別管理職（緊対所本部要員）
内
容︓発電所における有事の際を想定し、訓練対象者数名
単位でブラインドでの本部対応訓練を実施。その中で、様々な阻害要因を与えストレス状態を体験。

〇重大事故等発生時の対応能力向上のための教育・訓練の継続実施
高浜発電所

Ｈ23年度

Ｈ24年度

Ｈ25年度

Ｈ26年度

Ｈ27年度

Ｈ28年度

教育・演習受講者人数（延べ人数）

約480人

約1,300人

約1,200人

約1,600人

約2,500人

約330人

訓練回数

約280回

約400回

約800回

約1,500回

約890回

約1,200回

美浜発電所

Ｈ23年度

Ｈ24年度

Ｈ25年度

Ｈ26年度

Ｈ27年度

Ｈ28年度

教育・演習受講者人数（延べ人数）

約380人

約850人

約1,300人

約1,200人

約1,400人

約170人

訓練回数

約290回

約290回

約650回

約700回

約830回

約430回
H28年度は上期実績

参考74

事故制圧に必要な各種資格の計画的取得について
原子力発電所における重大事故等発生時の初動対応を確実・円滑に行うとともに、更なる技術力向上のため、必要な公的資格を社員に取得。
【H28.9.末時点】
資格名

大型自動車
第一種免許

資格の要求事項

車両総重量11t以上の車両の運転初動対応における役務（各発電所の設備により一部異なる）
以下の車両の運転
・大容量ポンプ
・送水車およびホース展張車
・可搬式代替低圧注水ポンプ
電源車
・シルトフェンス運搬用トラック
・緊急時対策所用電源車

美浜発電所
高浜発電所
今年度取得
今年度取得
保有者数
予定者数
予定者数

保有者数

大飯発電所
今年度取得
予定者数

保有者数

20

7

30

10

40

4

116

0

137

0

153

1

33

4

66

0

103

0

建設機械で機体質量3t以以下の重機の操作
車両系建設機械（整上のものの運転操作
・油圧ショベル
地・運搬・積込み・掘削・油圧ショベル・ブルドーザ用）運転技能講習・ブルドーザ 等

19

0

11

1

4

0

牽引自動車第一種
運転免許

車両総重量が750kgを超え 可搬型代替低圧注水ポンプのる車のけん引
設置

12

14

10

6

10

3

小型移動式クレーン
運転技能講習

つり上げ荷重能力5t未満の小型移動式クレーンの運転

42

0

51

0

50

16

玉掛け技能講習

つり上げ荷重1t以上のクレーン等の玉掛け業務

・消防ポンプ等の設置
・大容量ポンプ水中ポンプの設置
・シルトフェンスの設置

67

0

60

0

80

15

フォークリフト運転
技能講習

最大積載質量1t以上のフォークリフトの運転操作

放水砲用泡混合器の運搬

10

3

15

0

11

4

危険物取扱者
ガソリン、灯油、軽油、重油
給油活動
乙種第4類
等の取扱い
(乙種第5,6類、甲種でも可)
酸素欠乏症のおそれのある
酸欠測定の技能講習 場所での作業に伴う酸素濃 給油活動
度測定

参考75

高浜発電所における同時発災の観点から考慮すべき対応

参考76

高浜発電所における同時発災の観点から考慮すべき対応

同時発災時においても、それぞれのユニットで独立して事故対応にあたることを原則とするが、他号機の影響を受ける可能性があるため、4基同時に事故対応を実施するための考慮すべき事項について、①作業性の確保、②資源の確保の観点から考慮すべき事項を整理
視点考慮すべき事項①作業性の確保

1,2号機及び3,4号機のアクセスルートの復旧作業が同時に実施可能であること
可搬型重大事故等対処設備の運搬、敷設作業が同時に実施できるアクセスルートが確保されること
15

可搬型重大事故等対処設備の保管場所は、他号機の影響を受けずに運搬可能な配置であること
1〜4号機の事故収束に必要な海水が同時に取水可能であること②資源の確保1〜4号機の同時発災時に必要となる7日分の燃料、資材等が確保されること※同時発災の対応に必要な要員、指揮命令系統が確保されること

23
16

緊急時対策所は、同時発災の対応に必要な要員が活動するための収容能力が確保されること
23

同時発災においても緊急時対策所内にとどまる作業員の被ばく線量が100mSvを超えないこと※︓緊急時対策所の場合

高浜発電所における同時発災を考慮して整備する重大事故等対策（作業性の確保）

参考77〇各ユニット指揮者が、他ユニットの作業状況に配慮することなく、担当ユニットの事故対応に集中できるよう、1,2号機と3,4号機の操作場所を分離。
・中央制御室、屋内アクセスルート
1,2号機および3,4号機は建屋が異なるため操作場所が重なることはない。
・屋外アクセスルート、海水取水場所
敷地の北側、南側で分けたそれぞれの道路、海水取水場所を1,2号機、3,4号機の専用エリアとして設定。
〇可搬型重大事故等対処設備については、 1,2号機と3,4号機の保管場所を分離するとともに、ユニット毎に必要数量を確保。
可搬型重大事故等対処設備の保管場所（1､2号機）

︓１，２号機車両アクセスルート
︓３，４号機車両アクセスルート
︓１，２号機の専用取水ポイント
︓３，４号機の専用取水ポイント

④-1

①︓取水路
②︓1,2号放水路③︓3,4号放水ピット④︓外海⑤︓非常用取水路

2号

②-1

1号

①-4

⑤-2

②-2

①-3

④-2

⑤-3

①-2

①-1

※

⑤-1

③
3号

4号

可搬型重大事故等対処設備
可搬式代替低圧注水ポンプ
消防ポンプ
送水車

可搬型重大事故等対処設備の保管場所（3､4号機）

大容量ポンプ（ヒートシンク用）
大容量ポンプ（放水砲用）

1号機
2台
−
2台

2号機
2台
−
2台

2台
1セット(2台)

3号機
2台
2セット
−

4号機
2台
2セット
−

2台
1セット(2台)

高浜発電所における事故時対応要員の体制について

予 備
1〜4号機共用の1台
3,4号機共用の1台
1,2号機共用の1台
1〜4号機共用の1台
1〜4号機共用の1台

参考78

発電所構内に常駐する初動対応要員と事故発生から６時間以内※に召集する要員の体制は以下のとおり。
（１〜４号機の全号機において事故(格納容器加圧破損)が発生した場合を想定）※︓大規模自然災害による交通手段の途絶を想定した場合でも６時間以内に確実に参集【高浜３，４号機】
全体指揮者
ユニット指揮者
現場調整者
通報連絡者
本部要員
運転員
ガレキ除去要員
消火活動要員
給水･設備･電源・運転支援要員

3号機

4号機

1人

1人

備 考

1人

1人

1人
1人
(+召集5人)(+召集5人)
24人（内1,2号炉 12人）
4人
7人

ユニットごとに指揮を行う
3,4号機の各操作場所内での調整を行う
保修班,総務班,情報班,安管班,放管班 (各1人/号機)

29人 (＋召集38人)

合 計

初動対応要員70人 (＋召集48人)【高浜１，２号機（１〜４号機）】
全体指揮者
ユニット指揮者
現場調整者
通報連絡者
本部要員
運転員
ガレキ除去要員
消火活動要員
給水･設備･電源・運転支援要員
合 計

1号機
1人

2号機
1人

1人

1人

3号機
1人

1人

4号機

備 考

1人

ユニットごとに指揮を行う
1,2号機／3,4号機の各操作場所内での調整を行う

1人
1人
1人
1人
(+召集5人) (+召集5人) (+召集5人) (+召集5人)
12人
12人
4人
4人
7人(＋7人)33人

29人 (＋召集38人)

初動対応要員112人 (＋召集58人)

保修班,総務班,情報班,安管班,放管班 (各1人/号機)＋7人は給水・設備・電源・運転支援要員を兼ねる
1,2号機は送水車(3,4号は消防ポンプ使用)の導入等
により、初動対応要員のみで対応が可能

参考79

高浜発電所における同時発災の観点から考慮すべき対応

高浜1〜4号機同時発災時における消火活動の体制等について参考80＜消火活動体制の内訳＞〇重大事故等対応にあたっては、1,2号機及び3,4号機が同時発災し、さらにそれぞれに火災が発災した場合でも、
1,2号機、3,4号機独立して、また重大事故等対応と並行して消火活動を実施できるよう体制を構築。
〇消火活動は専属の消火活動要員7名（A班）、プラント全体の対応と消火活動の力量を有する緊急安全対策要員7名（B班）により対応。
1,2号消火活動

3,4号消火活動

プラント全体の対応（緊対所、モニタリング等）

1,2号機発災、3,4号機健全の場合

A班−

B班（1,2号緊急安全対策要員）

1,2号機健全、3,4号機発災の場合−

A班

3,4号緊急安全対策要員

1〜4号機同時発災の場合

B班

A班

3,4号緊急安全対策要員※１※１︓プラント全体の対応で必要な作業は、1,2号機（3,4号機）のみ発災の場合と1〜4号機発災の場合で、同様の対応である。

〇最も事故対応の時間的余裕が少なく最大の初動要員を必要とする事故シーケンス※２の4基同時発災を想定しても、※２︓ 「大破断LOCA＋高圧注入失敗＋低圧注入失敗＋格納容器スプレイ注入失敗」
消火活動に必要な要員を確保。
〇B班の緊急安全対策要員は、消火活動に対する教育・訓練の充実を図る。

＜消火設備の配備＞〇独立して初期消火活動、および大規模な火災の消火が実施できるよう、
１，２号機にも３，４号機と同様の消火設備を配備する。

︓:1,2号機用
︓3,4号機用
︓1〜4号機共用（可搬式消防ポンプの保管場所
案）（可搬式消防ポンプの配置 案）

可搬式消防ポンプ高浜1〜4号機 重大事故等対策における主なタンクの運用について
1・2号機側
1・2 A
淡水タンク
3123m3

消火ポンプ
自動停止
レベル

1・2 B
淡水タンク
3123m3

1・2 C
淡水タンク
3123m3

淡水ポンプ

消火栓

淡水
貯水槽
700m3

1・2 E
淡水タンク
3123m3

1・2 D
淡水タンク
3123m31u(2u)
1次系
純水タンク
120m3

淡水系統
純水系統
恒設ライン
仮設ライン

3・4号機側

通常時の運用ルート
重大事故発生時の運用ルート

接続口

3u(4u)
復水タンク
646m3

500m3
主給水ポンプ

C・D海水

蒸気発生器

淡水化装置

原水受入ポンプ

補助給水ポンプ

上水道購入
3・4 A
淡水タンク
0m3

(補給用の）脱塩塔

1u(2u)
ほう酸タンク17.4(17.3)m3

3u(4u)燃料取替用水タンク

3・4 C
淡水タンク
2554m3

3・4 B
淡水タンク
2593m33u(4u)
1次系純水
タンク
178m3

造水量1100t/日

1u(2u)
復水タンク
513m3

接続口

1・2 A
純水タンク
1480m31u(2u)
脱気器
350m3

1・2 B
純水タンク
1480m3

各淡水負荷へ

各消火水負荷へ

3・4
A 2次系
純水タンク
0m3

主給水ポンプ

蒸気発生器

造水量1000t/日

3u(4u)
A・B
ほう酸タンク58.9m3

3・4 純水装置

原水ポンプ

消火ポンプ

消防ポンプ

3・4
B 2次系
純水タンク
2554m3

充てん/高圧注入
ポンプ

補助給水ポンプ
充てん/高圧注入ポンプ

原子炉

1・2号 ⇔ 3・4号へ融通

原子炉

3u(4u)
脱気器

E海水

消防ポンプ

淡水化装置

1・2 純水装置

参考81

恒設代替低圧
注水ポンプ

格納容器

恒設代替
低圧注水ポンプ

純水ポンプ

1u(2u)燃料
取替用水タンク

純水負荷へ

格納容器

補給水ポンプ
高圧純水負荷へ

低圧純水負荷へ

補給水脱塩塔

原子炉下部キャビティ
原子炉下部キャビティ注水ポンプ

参考82

美浜３号機の保安規定について
美浜3号機の保安規定変更申請については2020年2月27日認可済みで、主な変更点は以下の通り〇事故対応要員の体制について（美浜３号機）
体制

認可前人数（人）

認可後人数（人）緊急時対策本部要員

４※

４（＋召集５）運転員

３

８

緊急安全対策要員

２０※

３３※ 全交流電源喪失対応要員人数（保安規定に要員数の記載なし）〇先行プラント（高浜3,4号機、大飯3,4号機）との事故対応手順の違い
美浜3号機では、特有な設備として原子炉下部キャビティ注水ポンプを用いた手順を整備している。

高浜１，２号機の非常用ディーゼル発電機吸気フィルタの清掃方法

参考83

高浜１，２号機の非常用ディーゼル発電機吸気フィルタの清掃方法については、屋外テントを設置し、対応します。
図１︓吸気消音器近傍に仮設テントを設置。
吸気消音器のフィルタ位置は、足場（グレーチング）から約1mの位置にあり、容易にアクセス可。
図2︓火山灰除けテントイメージ

非常用ディーゼル発電機吸気フィルタの火山灰対応〇フィルタの構造を変更し、火山灰の捕集容量を向上させた新型のフィルタを導入

参考84

参考85

大飯３，４号機 火山影響等発生時の体制整備概要

噴火が発生し「降灰予報（多量）」が立地町に発表された場合等に、火山灰への対応を開始することを保安規定に明記
1) 原子炉を手動停止※
2) 非常用ディーゼル発電機の吸気口に改良型(新型)フィルタを取付け、降灰開始後はフィルタ取替を実施
3) 仮設中圧ポンプの駆動用の電源車を建屋内に移動
4) 全交流電源が喪失した場合、タービン動補助給水ポンプや仮設中圧ポンプにより、炉心冷却機能を維持
2)フィルタ取替3)電源車移動大飯３，４号機

非常用ディーゼル発電機
改良型フィルタ作業エリア

大飯３，４号機

3号炉
原子炉
格納容器
4号

３Ａエリア

3号

電源車移動
原子炉周辺建屋

３Ｂエリア

（凡例）

燃料補給源
（軽油ドラム缶）

蒸気発生器補給用中圧ポンプ

改良型フィルタ取付状態

電源車

ケーブル敷設ルート（可搬）

安全系母線

ケーブル敷設ルート（恒設）タービン建屋・高浜３,４号機は大飯３,４号機と同様の対応を実施済み・高浜１,２号機、美浜３号機においても同様の対応を実施予定

改良型フィルタ

フィルタ抜取作業※委員会現場確認時（H29.10）以降、フィルタの構造を変更し、火山灰の捕集容量を向上させた新型のフィルタを導入（捕集能力20,000g/m2→50,000g/m2）

参考86

降下火砕物シミュレーション（設置変更許可申請）

下図の情報から求められるDNPの噴出規模のうち、最大噴出量である11.0km3を採用し、各発電所におけるこれまでの既許可と同じ手法により降下火砕物の最大層厚を算出。（噴出量以外の条件は、これまでの既許可において各発電所で最大層厚を算出したケースと同一の値を採用）

倉吉市服部地点
45cm
忰谷・般若地点
110cm
大山

大山池地点
200cm
関金宿・福本地点
220cm

上斎原(石越)地点
100cm

水月湖地点
なし

瀞川山地点
10-15cm

上斎原(中津河)地点
150cm

琵琶湖高島沖地点
5cm

関金町荒田
人形峠地点
地点
中和村別所
120cm
115cm 地点
50cm

沼地点
30cm
上斎原恩原貯水池南地点
120cm

青文字は、報告徴収命令で示された地点を示す
赤文字は、ＤＮＰの降灰層厚に関する文献に記載される地点を示す[]
は、参考扱いとした地点を示す
出典︓地図データ@2018Google,ZENRINに加筆

奥荒田地点
40-60cm

越畑地点
25cm

参考87

中長期対策の対応状況

参考88

緊急時対策所、免震事務棟設置工事の状況〇緊急時対策所設置工事
プラントに緊急事態が発生した場合に、事故の制圧・拡大防止を図るための対策本部となる緊急時対策所を設置
美浜発電所緊急時対策所の外観

主な仕様

高浜発電所

大飯発電所

美浜発電所

構造

耐震構造
地下１階、地上１階

耐震構造
地上２階

耐震構造
地上１階

建屋内面積

約７５０㎡

約７４０㎡

約３００㎡

収容想定人員

約２００人

約１１０人

約１００人

主な設備

緊急時対策所内の様子

換気および遮蔽設備、通信連絡設備、情報把握設備、代替交流電源

・高浜発電所︓2019年6月28日に運用開始
・大飯発電所︓2020年7月31日に運用開始
・美浜発電所︓2020年8月31日に工事完了〇免震事務棟設置工事
事故対応が膨大かつ長期化した場合の支援を目的に、主に、初動要員の宿直場所、要員待機場所、資機材受入れ及び保管場所として、自主的な位置付け
で免震事務棟を設置
・高浜、大飯発電所︓2019年3月28日に運用開始
・美浜発電所︓2020年9月18日に運用開始

電子ホワイトボード

大型モニタ

FAX

複合機（プリンタ、コピー等）

美浜発電所免震事務棟の外観

過酷事故用計装システムの更なる信頼性向上に向けた研究開発状況 参考89
重要なパラメータ（格納容器（Ｃ／Ｖ）水素濃度、圧力、水位）について、過酷事故条件下における更なる信頼性向上を目的として、計装システムの開発、実用化に向けた検証を実施している。
■研究状況○過酷事故用計装システムに関する研究では、東電福島第一原子力発電所事故の教訓から抽出されたパラメータであるＣ／Ｖ水素濃度、Ｃ／Ｖ圧力、Ｃ／Ｖ水位を計測する耐環境性を向上させた検出器の開発が平成２６年度で完了した。
○開発が完了した検出器について、実機への適用を視野に実証試験等を進めている。

■スケジュール■研究概要

項目

ＣＶ︓格納容器

Ｈ２６

（年度）
Ｈ２７

Ｈ２８

開発

ＡＥ

ＣＶ水素濃度
ＣＶ圧力

ＴＥ

ＰＴ

実証試験等

ＰＴ

ＬＴ

ＰＴ
ＬＴ

ＴＥ ＬＥ
ＬＴ

実機向
製作開始

ＬＴ

ＰＴ
ＬＥ

ＬＥ

ＣＶ水位

.

参考90

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

参考91

目 次


高浜発電所１、２号炉の概要と保全実績



高浜発電所１、２号炉の運転期間延長申請



高浜発電所１、２号炉の特別点検



高浜発電所１、２号炉の高経年化技術評価



高浜発電所１、２号炉の長期保守管理方針



まとめ

参考92

高浜発電所１、２号炉の概要
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

参考93

運転状況の推移
高浜１号炉

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

設備利用率

発電電力量

80
6,000
60
4,000

40

2,000

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

設備利用率

発電電力量

80
6,000
60
4,000

40

2,000

20

0

0
1974

1979

1984

1989

年度

1994

1999

2004

2009

2014

発電電力量・設備利用率の推移
参考94

運転開始以降に実施した主要機器更新状況
青字︓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長期保全の観点から、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

中央制御盤
高浜1、2号機

高浜1、2号機

海水管

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

参考95

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)燃料取替用水タンク
取替

１号炉 2004年度(第22回)
２号炉 2003年度(第21回)

内 容
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、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）

原子炉容器炉内計装 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、炉2007〜2008年度
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（応力緩和）
筒等の予防保全対策(第25回)
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（国内外ＰＷＲプラント事例反映）

余熱除去系統配管取替

１号炉 2007〜2008年度(第25回)

６００系ニッケル基合
金溶接部取替１号炉 2010年度〜(第27回)

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(第24回)、
2010年度(第26回)

予防保全として、・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）

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

２次系配管取替

２号炉 2008〜2009年度(第25回)

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）

運転期間延長認可申請に係る概要

参考96

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。

①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
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）

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。

参考97① 特別点検の概要○特別点検の内容
対象機器

原子炉容器

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

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
外部遮蔽壁

炉内計装筒

原子炉格納施設
原子炉補助建屋 等

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

参考98

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）【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）【特別点検】
渦流探傷検査（クラッド）

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）【通常の点検】貫通部外面側から直接目視【補修・予防保全】
600系Ni合金応力腐食割れ対策（WJP）

参考99①-1 通常保全と特別点検の整理（原子炉容器）（２/２）
部位

補修・予防保全実績

通常の点検

内容

1号炉

2号炉

上蓋管台

・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回定検セーフエンド異材継手

・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（溶接部）
第25回定検（溶接部）
第26回定検・原子炉容器外面からの直600系Ni合金応
接目視（ほう酸の付着等がな 力腐食割れ対策
いことを確認）（BMV)
（WJP）

炉内計装筒
（BMI）

（管内面）
渦流探傷試験（ECT)（溶接部）
ﾋﾞﾃﾞｵｶﾒﾗによる目視（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

参考100①-2 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）○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）

参考101

・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

参考102

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）

参考103

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

第４回
関連温度 （℃）

第2回

第２回

第３回

関連温度 （℃）

脆化予測

第3回

50

第1回

第１回

0

50
第4回

第４回

第3回

脆化予測

第３回
第２回
第１回
第2回

0

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

7

8

9

10

（×1019n/cm2，E＞1MeV）

11

12

0

13

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

中性子照射量 （×1019n/cm2，E＞1MeV）※１ 板厚の1/4深さ位置

1112

高浜２号炉 監視試験結果および脆化予測（母材）

高浜１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）

参考104

健全性評価（続き）

破壊に対する抵抗力：KIC

約200mmｽﾃﾝﾚｽ鋼ｸﾗｯﾄﾞ（厚さ約5mm）

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

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。

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

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】

13※１ 板厚の1/4深さ位置

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）

参考105

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

参考106○ 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
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。

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）

評価対象部位

冷却材入口管台
冷却材出口管台蓋用管台
高経年化への対応
炉内計装筒
上蓋、上蓋フランジ、
原子炉容器の冷却材出入口管台等の疲労割れにつ 上部胴フランジ(1号炉のみ)
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。 下部胴・下部鏡接続部
炉心支持金物
スタッドボルト

長期保守管理方針

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＊３０．１２９０．１５３
０．００２＊３
０．００２＊３
０．１８８
０．１５７
０．０１３＊３
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

実測データに基づく
肉厚（周軸方向一様減肉）

ドレン系統配管

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。

参考107

耐震
応力比＊１
重要度
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） 参考108
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）

参考109【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
空冷式非常用発電機【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【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。
110

参考110

③ 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）

参考111

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。
 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。
 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。

参考112

美浜発電所３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１１月２日

参考113目 次


美浜発電所３号機の概要と保全実績



運転期間延長認可申請に係る概要



美浜発電所３号機の特別点検



美浜発電所３号機の高経年化技術評価



美浜発電所３号機の長期保守管理方針



今後の対応

美浜発電所３号機の概要
電気出力約826MW

原子炉型式

加圧水型軽水炉

原子炉熱出力約2,440MW

燃料

低濃縮ウラン

参考114

減速材

軽水

タービン

横置串型4車室再熱再生式

営業運転開始３号機：1976年12月1日

３号機

美浜発電所の景観

参考115運転状況の推移○発電電力量・設備利用率の年度推移

過去約40年の運転期間の発電電力量・設備利用率の推移は下図のとおりであり、2004年8月に２次系配管破損事故を発生させ停止している期間がある。事故への対策を行った後の運転については、供用期間の長期化に伴った発電電力量・設備利用率の低下を示す明確な傾向は認められていない。
累積平均設備利用率＝62.5％（69.6％）※： （ ）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[百万kWh]10,000原子炉格納容器サンプ水位上昇に伴う原子炉手動停止
原子炉水位計ハウジングからの漏えい・補修１次冷却材ポンプ入口
配管整流板補修

蒸気発生器取替

[%]

設備利用率

発電電力量

制御棒クラスタ案内管
支持ピン・たわみピン補修

110

２次系配管破損事故
100

90

8,000

設備利用率

発電電力量

80

70
6,000
60

50
4,000
40

30

2,000

20

10

0

営業運転開始

2015

2014

2013

2012

2011

2010

2009

2008

30年経過時点

20年経過時点

10年経過時点

2007

2006

2005

2004

2003

2002

2001

2000

1999

1998

1997

1996

1995

1994

1993

1992

1991

1990

1989

1988

1987

1986

1985

1984

1983

1982

1981

1980

1979

1978

1977

1976

0

発電電力量・設備利用率の年度推移

運転開始以降に実施した主要機器更新状況

参考116

発電所では設備・機器全てについて、これまで保全計画に基づくきめ細かい保守管理を実施してきている。
経年劣化が顕在化しないよう、大型機器の取替も積極的に実施しており、プラント全体が高い水準に維持されている。
高圧給水加熱器
2004〜2006年度

低圧給水加熱器

蒸気発生器

2004〜2006年度

1996年度

低圧タービン

原子炉容器上蓋

1994〜1996年度

蒸気発生器

1996年度

ｺﾝｸﾘｰﾄ構造物

加圧器

高圧給水
加熱器

燃料取替用水タンク
2001年度

給水ポンプ
燃料取替
用水タンク

低圧給水
加熱器
原子炉容器

復水器

2004〜2006年度
復水タンク

発電機巻替

回転子(1996年度)、固定子(2000年度）

青字：予防保全対策等の観点から取替済み

３０年目評価以降に実施した主な改善の実施内容

参考117○主な改善の状況
美浜発電所３号機において、発電所の安全性・信頼性を向上させるために実施した主な改善としては、以下に示すものがある。
美浜発電所３号機 安全性・信頼性向上のための主な改善（３０年目評価以降）
工事名

実施時期

内容

原子炉容器炉内計装筒等の予防保全工事

第２１回定期検査時（2004〜2006年度）、
第２２回定期検査時（2007年度）

国内外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、予防保全として、
６００系ニッケル基合金が使用されている溶接部表面の残留応力を低減させるた
め 、 炉 内 計 装 筒 及 び 冷 却 材 出 入 口 管 台 溶 接 部 につ い て ウ ォ ー タ ー ジ ェ ッ ト
ピーニング（応力緩和）を実施した。

余熱除去系統配管取替
工事

第２３回定期検査時（2008年度）

国内ＰＷＲプラントにおける高サイクル熱疲労割れ事象（温度揺らぎによる熱疲労）を踏まえ、予防保全の観点から、温度揺らぎ及び熱疲労を抑制する
合流部形状に変更するとともに、応力集中が小さい溶接形状に変更した。

６００系ニッケル基合金
溶接部取替

第２４回定期検査時（2009年度）

国内外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、予防保全として、加圧器サージ管台の溶接部を、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の取替を実施した。

２次系配管取替

適宜

計画的に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を実施している。

運転期間延長認可申請に係る概要

参考118

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（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。
①特別点検の実施、②劣化状況評価、③保守管理に関する方針策定②劣化状況評価①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

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）

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。

参考119① 特別点検の概要○特別点検の内容
対象機器

対象部位

原子炉容器

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

１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
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

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）約150個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

１次冷却材
ノズルコーナー部

外部遮蔽壁

炉内計装筒

原子炉補助建屋※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

溶接部及び
内面

炉心領域
（母材及び溶接部）

ﾀｰﾋﾞﾝ建屋(ﾀｰﾋﾞﾝ架台)

原子炉格納施設
原子炉補助建屋 等

内部コンクリート

原子炉格納施設基礎

点検結果 :異常は認められなかった。

参考120①-1 通常保全と特別点検の整理（原子炉容器）
部位

通常の点検

補修・予防保全実績
内容

実施時期

上蓋管台

・漏えい試験

600系Ni合金応力腐食割れ対策（上蓋取替）

第15回定検（1996年度）

セーフエンド異材継手

・超音波探傷試験

600系Ni合金応力腐食割れ対策（WJP）

第22回定検（2007年度）

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)

１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)

炉内計装筒
（BMI）

・原子炉容器外面からの直600系Ni合金応
接目視（ほう酸の付着等がな 力腐食割れ対策
いことを確認）（BMV)
（WJP）

（管内面）
第21回定検（2004年度）（溶接部）
第22回定検（2007年度）（管内面）
渦流探傷試験（ECT)（溶接部）
ﾋﾞﾃﾞｵｶﾒﾗによる目視（MVT-1）

これまでも通常保全活動の中で、点検や予防保全等のために機器の更新を実施しており、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の状況を確認するもの

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）

参考121

・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
浸透及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② 高経年化技術評価（劣化状況評価）の概要
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 等【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○低サイクル疲労割れ○照射誘起型応力腐食割れ○２相ステンレス鋼の熱時効○電気・計装品の絶縁低下○コンクリートの強度低下及び遮蔽能力低下○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※２，３

主要な劣化事象の評価

参考122

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ことを確認。

・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(保守管理に関する方針)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）及び常設重大事故等対処設備等を審査対象として抽出している。
※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。

参考123②-1 原子炉容器の中性子照射脆化（その１）
健全性評価○監視試験結果より、「（社）日本電気協会 原子炉＜母材の関連温度＞

容器炉心領域の中性子照射脆化は国内脆化予測（単位：℃）

初期値

第１回

第２回

第３回

第４回

‐20

2

22

30

57

美浜３号機

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（参考）高浜１号機

‐4

22

54

68

95

（参考）高浜２号機

‐30

‐13

11

18

40

逸脱しておらず、特異な傾向は認められない。

⇒次回第５回目の監視試験を50年目までに実施する。

関連温度の予測値
中性子
照射量*1（×1019n/cm2）［E>1MeV］

評価時期

関連温度*2（℃）
母材

溶接金属

熱影響部

2015年11月時点

2.86

53

‐7

‐4

運転開始後60年時点*3

4.69

64

3

7

2015年4月時点

2.82

89

43

54

運転開始後60年時点*3

4.44

97

52

62

2015年4月時点

2.90

40

28

3

運転開始後60年時点*3

4.67

50

37

13

美浜３号炉

（参考）
高浜１号機

（参考）
高浜２号機

脆化予測

現時点※１

運転開始後６０年時点※１*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※１ 板厚の1/4深さ位置

美浜３号機 監視試験結果及び脆化予測（母材）

参考124②-1 原子炉容器の中性子照射脆化（その２）
健全性評価（続き）

300

10mm

母材内面

60mm

低合金鋼

加圧熱衝撃評価における想定き裂（深さ１０ｍｍの想定き裂の場合）

300
KIc=20.16+129.9･exp{0.0161(T-49)}(美浜3号機の現時点のKIc下限包絡曲線)

250

KIc=20.16+129.9･exp{0.0161(T-50)}(美浜3号機の現時点のKIc下限包絡曲線)

250

KIc=20.16+129.9･exp{0.0161(T-66)}

KIc=20.16+129.9･exp{0.0161(T-68)}(美浜3号機の運転開始後60年時点のKIc下限包絡曲線)(美浜3号機の運転開始後60年時点のKIc下限包絡曲線)

200

200

150

KI，KIc（MPa√m）

KI，KIc（MPa√m）

約200mmｽﾃﾝﾚｽ鋼ｸﾗｯﾄﾞ（厚さ約5mm）○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とした評価も実施
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。

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次冷却系からの除熱機能喪失

100

150
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次冷却系からの除熱機能喪失

100

50

50

0

0
0

50

100

150
温

200
度 （℃）

250

300

350

美浜３号機 ＰＴＳ評価結果【深さ１０ｍｍの想定き裂を用いた評価】

0

50

100

150
温

200
度

（℃）

250

300

350

美浜３号機 ＰＴＳ評価結果【深さ５ｍｍの想定き裂を用いた評価】参考125②-1 原子炉容器の中性子照射脆化（その３）
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、「（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以上を満足しており、十分な上部棚吸収エネルギーがあることを確認した。

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サイクル・照射量を勘案して第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。

参考126②-2 低サイクル疲労割れ○ 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（環境疲労を考慮した評価も実施）。

*1：「設計・建設規格」に基づく疲労評価
対象部位(最大) （非接液部の場合は( )内に理由を記載）*2：「環境疲労評価手法」に基づく疲労評
価対象部位(最大) (接液部が対象)

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。

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

総合評価
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。

評価対象部位

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

冷却材入口管台
０．０３８
０．００１＊５
冷却材出口管台
０．０４７
０．００１＊５
蓋用管台＊３０．１１３
０．００２＊５
炉内計装筒
０．１４０
０．００６＊５
上蓋＊３、上蓋フランジ＊３
―＊６
０．０１１
及び上部胴フランジ
原子炉容器の冷却材出入口管台等の疲労割れにつ―＊６下部胴・下部鏡接続部
０．００４
いては、実過渡回数の確認を継続的に実施し、６０炉心支持金物
０．００６
０．０００＊５，７―＊６
スタッドボルト＊４
０．２９４
年時点の推定過渡回数を上回らないことを確認する。
＊３：原子炉容器上蓋を取替えているため、40年間の過渡回数を基に算出した。
＊４：取替を実施したため、49年間の過渡回数を基に算出した。
＊５：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。
＊６：非接液部＊７：発生応力は疲労限以下である。

高経年化への対応

長期保守管理方針

②-3 ４０年目の評価で追加する評価（３０年目評価との比較）参考127
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年目に実施する高経年化技術評価は、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○ 高経年化評価では、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②-4 高経年化技術評価（劣化状況評価）の結果

参考128[高経年化技術評価の結果]
現在行っている保全活動の継続及び一部の機器・構造物の追加保全を講じる（※）ことで、プラント全体の機器・構造物の６０年までの健全性が確保されることを確認し、「実用発電用原子炉の運転の期間の延長の審査基準」に適合することを確認。
原子炉容器の中性子照射脆化（※）

中性子照射脆化による靭性の低下を考慮しても、原子炉容器が破壊に至らないことを確認

低サイクル疲労（※）

運転操作による今後の金属疲労の蓄積を考慮しても、原子炉容器等の疲労割れが発生しないことを確認

ｺﾝｸﾘｰﾄの強度低下及び遮蔽能力低下

熱や放射線照射などの影響を考慮しても、ｺﾝｸﾘｰﾄの強度低下及び遮蔽能力低下が生じないことを確認

主要な
劣化事象
電気・計装品の絶縁低下
の評価結果
（例）
照射誘起型応力腐食割れ

熱や放射線照射などの影響を考慮しても、電気・計装品に有意な絶縁低下が生じないことを確認
中性子照射の影響を考慮しても照射誘起型応力腐食割れは発生せず、炉心の健全性に影響しないことを確認

２相ステンレス鋼の熱時効

熱時効による材料の劣化を考慮しても、１次冷却材管等が破壊に至らないことを確認

耐震安全性評価

種々の経年劣化及び地震時に発生する応力等を考慮しても、耐震安全性に問題のないことを確認※： 追加保全を講じることとしている内容については、以下の通り。

黒字：高経年化技術評価の結果
青字：長期保守管理方針(保守管理に関する方針)【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、及び現状の保全の適切性を確認⇒第５回監視試験片調査を実施【原子炉容器等の低サイクル疲労】
損傷発生の可能性はないこと、及び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）

高経年化技術評価の結果（例）と長期保守管理方針

参考129③ 長期保守管理方針（保守管理に関する方針）○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＞
実施時期※１
No.

保守管理の項目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サイクル・照射量を勘案して第５回監視試験を実施する。

2

美浜３号機

（参考）
高浜１，２号機

中長期

中長期

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― ※２実施した炭素鋼配管＊に対して、サポート改造等の設備対策を行い、必要最小肉厚まで減肉を想定 （必要なサポート
した評価においても耐震安全性評価上問題ないことを確認する。なお、サポート改造等の設備対策
強化は現停止が完了するまでは、減肉進展の実測データを反映した耐震安全性評価を継続して行い、サポート改期間中に実施）造等の設備対策が完了するまでの間、耐震安全性評価上問題ないことを確認する。

短期＊：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

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」

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。

― ※３（評価で６０年の健全性確認済）1号機：中長期
２号機：短期長期

長期※１：起点日からの５年間を「短期」、１０年間を「中長期」、２０年間を「長期」とする。
起点日は、美浜３号機が平成２８年１２月１日、高浜１号機が平成２６年１１月１４日、高浜２号機が平成２７年１１月１４日とする。
※２：美浜３号機と高浜１，２号機では、配管の設置状況に違いがあることにより、評価結果に違いが生じている。また、美浜３号機でサポート強化が必要と想定された系統については、現停止の定期検査中にサポートの追設工事を行う計画とし、これを取り入れた評価により、耐震性が確保できることを確認したことから、長期保守管理方針としていない。
※３：実機におけるケーブル布設状況や環境測定結果に基づき美浜３号機のケーブルの更新時期を評価した結果、運転開始から60年までに更新が必要となるケーブルがなかったことから、長期保守管理方針としていない。
17③-1 美浜３号機 ケーブルの事故時健全性評価 （評価対象の選定）

参考130＜評価対象選定の考え方＞
格納容器内等において事故時環境条件下で機能要求のあるケーブルは、通常運転期間相当の劣化に
事故時環境による劣化条件を付加した試験により健全性の確認を行い、その結果と実機条件から必要な更新時期を評価※している。
※４０年目の評価では、３０年目評価で行った電気学会推奨案に基づく手法での事故時健全性評価に加えて、最新知見として「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）に基づく評価もあわせて実施。
ACAガイドでは、通常運転時の温度と放射線の同時劣化を考慮した試験データ等に基づく設計基準事故時評価手法が提示されている。

発電所にある様々なケーブル

現状保全として絶縁抵抗測定等を定期的に実施

高経年化技術評価対象ケーブル

安全機能を有するものについて60年を想定した評価を実施※1

事故時にも機能要求されるケーブルのうち、格納容器内等に布設されているもの※2

事故時の環境条件における健全性についても確認
環境条件、更新時期を考慮した評価の結果、次回更新時期が最も短いもの→低圧ケーブル（B冷却材ループ高温側サンプル第１隔離弁動力ケーブル）※1 ： 安全機能を有するケーブル※2 ： 低圧ケーブルや同軸ケーブルなど

次頁に、美浜３号機において、環境条件や更新時期を考慮した評価の結果、最も評価が厳しくなる（次の更新までの期間が短くなる）格納容器内の低圧ケーブル（難燃PHケーブル）に対する評価結果について、
高浜１，２号機の６０年運転に対し更新が必要となった難燃PHケーブルの評価とともに示す。

18

参考131③-2 美浜３号機 低圧ケーブルの事故時健全性評価 （更新が必要な時期の評価）
美浜３号機と高浜１，２号機とのケーブル毎に必要な更新時期の違いは、以下の①〜④の違いにより生じている。

①温度上昇値、②ケーブル布設環境温度、③放射線量率、④ケーブル更新時期
美浜３号機では、評価の結果、６０年までに更新が必要なケーブルがなかったため、長期保守管理方針となっていない。

対象ケーブル

①
温度上昇値
[℃]

②
ケーブル布設環
境温度[℃]

評価温度①＋②[℃]③
放射線量率[Gy/h]

④
ケーブル
更新時期

評価年数

次回更新が必要となる時期

美浜
3号機

B冷却材ループ高温側サンプル第１隔離弁動力ケーブル 等

12

41

53

0.0014

第11回定
期検査時

78年

更新不要

高浜
1号機

Aループ高温側サンプル第１隔離
弁用動力ケーブル

17

47

64

0.0002

第12回定
期検査時

38年

運開後
54年

高浜
2号機

Aアキュムレータ出口弁用動力ケー
ブル

17

44

61

0.00001

−

47年

運開後
47年

① “温度上昇値”の違い
プラントごとに、ケーブルトレイへのケーブルの施工（布設）状況に差異があるため、通電電流値による温度上昇値が異なる。
② “布設環境温度”の違い
ケーブル布設環境調査を実施し、環境温度を実測した結果、美浜３号機は、高浜１，２号機よりも環境温度が低い。
③ “放射線量率”の違い
ケーブル布設環境調査を実施し、放射線量率を実測した結果、放射線量率は高浜１，２号機より美浜３号機の方が大きいが、放射線量率の絶対値は小さいため、通常運転中の放射線によるケーブル劣化への影響は小さい。
④“更新時期”の違い
保全活動（設備更新、耐環境化工事等）の中で、更新（取替）を実施してきており、各プラントでケーブルごとに布設時期が異なる。

今後の対応

参考132

高経年化対策に係る以下の技術課題に対しては、今後も取り組んでいく。
 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。
 IAEAが各国の長期運転への知見や今後の技術課題をI-GALLレポートとしてまとめるなど、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、長期運転への対応にかかる改善活動に取り組んでいく。

美浜３号機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。

参考133参 考

参考134

運転期間延長認可申請の対応概要
H27.11

工事計画
認可申請

12

H28.1

2

▼11/26申請

3

4

5▼2/29補正▼11/26申請▼5/31補正・耐震安全性評価等を追加（約20機器）▼12/2〜 審査ヒアリング

運転期間延長認可申請●12/10審査会合
・申請概要

8

9

10

▼8/26補正

一部機器耐震基本設計等見直し▼3/10補正・耐震安全性評価等を追加（約10機
器）

7▼5/31補正

主要機器耐震基本設計等見直し

要目表、基本方針
床応答曲線（原子炉格納容器内）6▼10/7補正

一部機器耐震基本設計等見直し▼8/26補正・使用済燃料ピットラック
等の評価
・劣化状況評価書等の記
載適正化

11

▼10/26認可▼10/28補正
11/30☆
運転期間満了（認可期限）

2/3〜5

8/1〜3

現場調査（特別点検）

現場調査（高経年化技術評価）●3/15審査会合
・共通事項
・特別点検

●7/26審査会合
・疲労・照射誘起型応力腐食割れ ●10/27審査会合
・照射脆化
・補正概要
・熱時効
・絶縁低下
・コンクリート●9/20審査会合
・耐震/耐津波・指摘事項回答

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（１/３）

参考135＜原子炉容器上蓋の保全＞
原子炉容器上蓋管台のPWSCC予防保全対策として上蓋取替を実施。
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

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（２/３）＜冷却材出入口管台の保全＞
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

参考136

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（３/３）

参考137＜炉内計装筒の保全＞
炉内計装筒のPWSCC予防保全対策として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】

炉内計装筒管台ノズル
WJPノズル

溶接部（６００系ニッケル基合金）
原子炉容器

炉内計装筒管台

高圧ジェット水

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
WJP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
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
WJPを実施

参考138

参考139

特別点検の実施結果（原子炉容器）
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

１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
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

炉心領域の母材及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箇所の溶接部及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

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）○原子炉格納容器鋼板

参考140○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）

ポーラークレーン

EL65ｍ

ＥＬ65ｍ

EL17ｍ

ＥＬ32ｍ
ＥＬ17ｍ

外部遮蔽壁

原子炉補助建屋

コアサンプル

外面

直接目視

内面

遠隔目視

（半球部内面）・ポーラクレーン上から遠隔目視

ﾀｰﾋﾞﾝ建屋(ﾀｰﾋﾞﾝ架台)

内部コンクリート
原子炉格納施設基礎

強度の点検事例（耐圧試験機による確認）（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搭乗設備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（半球部外面）・歩廊から直接目視（円筒部外面）・吊り下げ装置を用いて遠隔目視・歩廊等から近寄れる箇所は直接目視

コアサンプル
コアサンプル採取状況
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）

運転経験及び最新知見の反映

参考141○ 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１２月〜２０１５年５月の国内外の運転経験及び最新知見について高経年化への影響を整理し、技術評価への反映要否を判断した。
なお、その期間以降の運転経験及び最新知見については、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（NUCIA）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、新たに技術評価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、日本機械学会、日本電気協会及び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、技術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）

参考142

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

機器の支持

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

・
・
・

台板
取付ボルト
基礎ボルト

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）

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 （例）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）

参考143【中性子照射脆化に対する脆化度合いの把握】＜関連温度：母材＞

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カプセルを装荷（単位：℃）

初期値

第１回

第２回

第３回

第４回

‐20

2

22

30

57

・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

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

熱遮蔽体
炉心槽
カプセル
A

ドシメータ

0°

180
°
V
A

90°
熱遮蔽体
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

参考144

照射誘起型応力腐食割れ

参考145○ 評価対象機器：炉内構造物（炉心バッフル、炉心槽、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
炉心槽

バッフルフォーマボルトについては、第２５回定期検査時（２０１１年度〜）の炉内構造物取替工事にあわせて、耐照射誘起型応力腐食割れ性を向上したものを採用することとしている。
原子力安全基盤機構「照射誘起応力腐食割れ（IASCC）評価技術に関する報告書」に示されている評価ガイド（案）及び原子力安全推進協
会「ＰＷＲ炉内構造物点検評価ガイドライン」に基づく評価を実施した結果、運転開始後６０年時点でボルト損傷は発生せず、炉心の健全性に影響を与える可能性はないと評価した。

炉心槽

現状保全

炉心バッフル
炉心バッフル
取付板
炉心バッフル

炉心バッフル取付板

炉心バッフル取付板【炉内構造物取替前】○バッフルフォーマボルトに対して、第１４回定期検査時(1994〜 1995年
度)に超音波探傷検査を実施。有意な指示なし。
○定期的に水中テレビカメラによる可視範囲の目視確認を実施している。
【炉内構造物取替後】○定期的に水中テレビカメラによる可視範囲の目視確認を計画している。

総合評価

炉心バッフル

運転開始後６０年時点までにバッフルフォーマボルトの損傷は発生せず、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

高経年化への対応
ﾊﾞｯﾌﾙ構造（炉心バッフル、
炉心バッフル取付板）○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

バッフルフォーマボルト構造図 メラによる目視確認を実施していく。

絶縁低下（１/４）

参考146

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

導体【評価例】： 低圧ケーブル（難燃ＰＨケーブル）

絶縁体

発電所では低圧ケーブル、同軸ケーブル等様々なケーブルを用いており、現状保全として、ケーブル機能（絶縁機能）の健全性確認のため、絶縁抵抗測定等を定期的に実施し、健全性の維持を行っている。
更に、事故時にも機能要求されるケーブルのうち、格納容器内等に布設されているものは、厳しい事故時の環境でも機能が損なわれることがないよう、通常運転時の劣化及び事故時の劣化を考慮した長期健全性試験によりケーブルの健全性を確認している。
事故環境下で機能要求されるケーブルとしては、低圧ケーブルや同軸ケーブルがあり、それぞれ評価を実施し、長期健全性を確認しているが、ここでは、格納容器内で最も多く使用されており、評価の結果が厳しい低圧ケーブル（難※：絶縁体が難燃-EPゴム(Ethylen Propylene rubber)
燃PHケーブル※）を例として説明する。

健全性評価

シースが難燃-クロロスルホン化ポリエチレン（Hypalonともいう)のケーブル

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
通常運転時相当の熱と放射線による加速同時劣化

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の蒸気暴露耐電圧試験※2による判定
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

ACAガイドによる手法（40年目でのみ実施(最新知見)）

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
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
190℃
0.41MPa[gage]

最高温度
最高圧力
蒸気暴露

介在
テープ、
遮蔽層
シース
代表的なケーブルの構造

電気学会推奨案による手法（30年目、40年目で実施）
供試ケーブル

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

通常運転時相当の熱劣化

加速熱劣化:
140℃−9日

通常運転時相当の放射線劣化

集積線量 : 500kGy

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の蒸気暴露

化学スプレイ含む

耐電圧試験結果

屈曲浸水耐電圧試験※2による判定

耐電圧試験条件

判 定

課電電圧：1500V／1分間

良※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）」

集積線量: 1500kGy
最高温度: 190℃
最高圧力: 0.41 Mpa
蒸気暴露（化学スプ
レイ含む）
2.6kV/5分間 ： 良

試験手順及び健全性判定方法※１※１：(社)電気学会の技術報告Ⅱ部第139 号｢原子力発電所用電線・ケーブルの環境試験方法ならびに耐延焼性試験方法に関する推奨案｣ （電気学会推奨案）に基づく試験手順及び健全性判定方法※2：ケーブルをマンドレルに巻き、１時間水につけ、公称絶縁体厚さに対し、AC-3.2kV/mm
を5分間課電※3：関西電力研究データ

絶縁低下（２/４）
２．布設環境下における健全性維持期間を確認

破断までの伸び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。 （ACAガイドに基づく評価の場合）

参考147

３．評価結果難燃ＰＨケーブルの実布設環境（原子炉格納容器内）での健全性評価期間は下記の通り。

実布設環境条件
放射線量率
温度 [℃]

布設区分[Gy/h]

試験条件の
劣化特性

ループ室
加圧器室上部
通路部

実機環境での劣化特性（予測）
100℃-94.8Gy/h- 4,003時間

期間

51℃-0.0016Gy/h- 90年間 に相当

0.38820.00160.0014

31
51
41

評価期間
[年]※1

約75
約90
約78※２

※１：時間稼働率１００％での評価時間※２：ケーブルトレイの温度上昇値を考慮して評価している60年

試験結果から評価年数を確認 （イメージ図）

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
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
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。

絶縁低下（３/４）

参考148

美浜３号炉と高浜１、２号炉の評価条件の違いについて
以下では、高浜１，２号機は長期保守管理方針の対象となったケーブル、美浜３号機では最も評価結果が厳しくなったケーブルを比較し説明する。

対象ケーブル

①
温度上昇値
[℃]

②
ケーブル布設環
境温度[℃]

評価温度①＋②[℃]③
放射線量率[Gy/h]

④
ケーブル
更新時期

評価年数

次回更新が必要となる時期

美浜
3号機

B冷却材ループ高温側サンプル第１隔離弁動力ケーブル 等

12

41

53

0.0014

第11回定
期検査時

78年

更新不要

高浜
1号機

Aループ高温側サンプル第１隔離
弁用動力ケーブル

17

47

64

0.0002

第12回定
期検査時

38年

運開後
54年

高浜
2号機

Aアキュムレータ出口弁用動力ケー
ブル

17

44

61

0.00001

−

47年

運開後
47年

① “温度上昇値”の違い
ケーブルトレイの温度上昇値の評価の際には、プラント運転時における通電電流値を計算し、その電流値による発熱量を評価している。美浜３号機と高浜１，２号機では、ケーブルトレイに布設するケーブルの施工状況（布設状況）に差異があるため、通電電流値に差異が生じ、結果として、美浜３号機は、高浜１，２号機よりも５℃低い『１２℃』となっている。
※：格納容器内の各エリアのケーブル周辺にある補機類の配管、電線管の配置や空間の状況等については、
各プラントに おいて施工上の違いとして差異が生じている。
【備考】
ケーブルの発熱量は、[電流値]2×[導体抵抗]×[導体本数] で求められ、１つのトレイに布設されている通電ケーブルが多いほど、ケーブルトレイ内の温度が上昇する。トレイ内に布設されるケーブルは、設計情報から実機のトレイ状況を想定し、そこから十分な余裕を加え、計算を行っている。結果、美浜３号においては、高浜１，２号炉に比べ、１トレイ中に布設される 発熱源ケーブルが少なく、温度上昇値が低くなったものである。
また、美浜３号炉の実機における布設状況を確認し、発熱量から温度上昇値を検証した結果、『約５℃』であり、大きな保守性をもった評価を行っていることを確認した。

参考149絶縁低下（４/４）② “ケーブル布設環境温度”の違い

格納容器上部遮へいの有無 や、格納容器内の状況等（周辺設備・空間（図１参照）等※）が各々異なり、環境温度について定量的な評価が困難であるため、各プラントで、ケーブル布設環境調査を実施し、環境温度を実測している。結果として、美浜３号機は、高浜１号機よりも約６℃、高浜２号機では約３℃低くなっている。

③ “放射線量率”の違い
ケーブル布設環境については、格納容器内の状況等（周辺設備・空間等）が各々異なり、放射線量率について定量的な比較が困難であるため、各プラントで、ケーブル布設環境調査を実施し、放射線量率を実測している。結果として、美浜３号
機の放射線量率が大きくなっているが、絶対値として小さいため、ケーブル劣化への影響は小さい。

④ “ケーブル更新時期”の違い
ケーブルの更新時期は各プラントの個々のケーブル毎に異なっている。
難燃ＰＨケーブルについては、これまでの保全活動の中の様々な要因（設備更新、計画的な耐環境化工事等）により、適宜、更新（取替え）を実施している。プラント・ケーブルごとにその時期は異なっており、同じ時期に布設しているものではない。

⑤ まとめ
前項で示した様々な因子を考慮した評価により、美浜３号機の難燃ＰＨケーブルについては、運転開始後６０年までに更新が必要となるものがなく、長期保守管理方針の対象とならなかった。

図１．格納容器内（周辺設備・空間）写真

２相ステンレス鋼の熱時効【評価例】： １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）がき裂進展力（Japp）と交差し、JmatがJappを上回ること、Jmatと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。

ホットレグ直管の例

Ｊａｐｐ，Ｊｍａｔ（ＫＪ／ｍ２）○評価対象機器：１次冷却材管、
１次冷却材ポンプケーシング

参考150（フェライト量 約16.1％，応力 約193N/mm2）（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

現状保全

ホットレグ直管

定期的に溶接部の超音波探傷検査及び、漏えい確認を実施している。

総合評価
１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。

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。
１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

参考151○ 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
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

28.4N/mm2（290kgf/cm2)（210kgf/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）

参考152

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7段のうち2段目〜6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及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）

参考153

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、許容応力を上回らないこと、または、疲労累積係数が許容値の１を上回らないことを確認した。
耐震重要度Cクラス配管の評価結果：減肉想定箇所

配管断面
元の肉厚
実測データに基づく予測肉厚

耐震
応力比※１
重要度

評 価 対 象減肉評価条件

低温再熱蒸気系統配管

必要最小肉厚（周軸方向一様減肉）

Ｃ

0.25

第２抽気系統配管

必要最小肉厚（周軸方向一様減肉）

Ｃ

0.03

第３抽気系統配管

必要最小肉厚（周軸方向一様減肉）

Ｃ

0.55

第４抽気系統配管

必要最小肉厚（周軸方向一様減肉）

Ｃ

0.64

補助蒸気系統配管

必要最小肉厚（周軸方向一様減肉）

Ｃ

0.77

グランド蒸気系統配管

必要最小肉厚（周軸方向一様減肉）

Ｃ

0.86

復水系統配管

必要最小肉厚（周軸方向一様減肉）

Ｃ

0.87

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結果、許容値を下回っており、耐震安全性評価上問題ないことを確認した。

ドレン系統配管

必要最小肉厚（周軸方向一様減肉）

Ｃ

0.76

高経年化への対応

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

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。

※1：応力比＝１次応力／許容応力

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） 参考15440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（美浜３号機の例）＜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0.072（0.037）

４０年目評価
0.176（0.095）

ケーシング吐出ノズル

0.193（0.396）0.017（0.243）

給水入口管台0.150（0.357）0.073（0.317）

管板廻り

0.322
（0.101）

0.095（0.094）

ケーシング脚部
１次冷却材ポンプ

蒸気発生器

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
・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
・熱成層評価範囲の見直し
・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＜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
項 目

部 位

３０年目評価JEAC4201-2004

関連温度(℃)

上部棚吸収エネルギー(J)

４０年目評価JEAC4201-2007／2013追補版

胴部(母材)

4764

胴部(溶接金属)-123

胴部(熱影響部)-20

7

胴部(母材)

119

125

胴部(溶接金属)130

131

胴部(熱影響部)

172

173

相違の主な理由・第４回監視試験結果を反映
・JEAC4201-2004→JEAC4201-2007/2013追補版

４０年目の評価で追加する評価

保全実績の評価及び長期保守管理方針の有効性評価

参考155

保全実績の評価の結果
３０年目の高経年化技術評価以降に美浜３号機で発生した事故・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

美浜３号機
７件
０件
７件（０件）（）内：経年劣化事象に起因する事故・トラブル等〔NUCIA※１で時間依存性有と整理した事象〕

長期保守管理方針の有効性評価の結果※１： 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

件数
３０年目に策定した長期保守管理方針

２７件①有効性が認められた方針

２７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

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

余熱除去系統配管等のステンレス鋼配管、及びグランド
蒸気系統配管等の低合金鋼配管の母管内面からの腐食（エロージョン）については、日本機械学会「発電用原子力設備規格 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」及び検査結果に基づき、保全への適用の要否を判断し、要の場合には２次系配管肉厚の管理指針を改訂する。また、配管肉厚の管理システムにより減肉傾向を管理し、減肉傾向に応じて保全への適用の要否を判断し、要の場合には実施計画を策定する。

日本機械学会「発電用原子力設備規格 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」及び検査結果に基づき、２次系配管肉厚の管理指針を改訂した。
また、肉厚計測結果を原子力配管肉厚の管理システムによって管理し、減肉傾向に応じて適切な点検計画を策定した。
上記の通り、計画的な調査を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。