平成１７年２月２２日
日本原子力発電株式会社

敦賀発電所２号機の原子炉起動と調整運転開始について

敦賀発電所２号機（加圧水型軽水炉：定格電気出力１１６万キロワット）は、平成１６
年１２月１５日から第１４回定期検査を実施しておりましたが、平成１７年２月２３日に原子炉を起動し、翌２４日に臨界となる予定です。
その後は諸試験を実施し、２月下旬（２月２５日頃※）に定期検査の最終段階である調整運転を開始し、３月下旬には経済産業省の最終検査を受けて定常運転を開始する予定です。
※調整運転開始日は、タービンバランシング作業（調整運転開始前にタービン発電機の回転数を上昇させてタービン車軸の振動を測定し、振動の状況によっては、タービンの車軸にバランスウエイトを取り付け、振動が小さくなるように調整する作業）の実施の有無により変わります。

＜添付資料＞
・敦賀発電所２号機

第１４回定期検査の実施状況
以1上

添付資料

敦賀発電所２号機

第１４回定期検査の実施状況

１． 主要な工事等について（１）１次冷却材ポンプ点検工事（図－１参照）

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

（図－２参照）（２）エリアモニタ取替工事

保守性向上の観点より、エリアモニタ検出器（ＧＭ管式検出器）２５台を、部品調達が容易で現検出器と同等の性能を有する半導体式検出器に取替えました。
また、監視盤についても取替えました。

（図－３参照）（３）化学体積制御系小口径配管取替工事

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

２．保全対策について（図－４参照）（１）加圧器等管台部点検

前回定期検査時に発生した加圧器逃がし弁用管台部等のひび割れに鑑み、加圧器安全弁管台部（Ｃ）とＣ蒸気発生器出口管台について超音波探傷検査を、また、原子炉容器および蒸気発生器管台部等の外観目視（漏えいの有無）検査を実施し、異常のないことを確認しました。
（２）高温低温水混合部点検（図－５参照）

国内プラントで、化学体積制御系再生熱交換器の胴側出口配管部に高温水と低温水の混合により発生する温度ゆらぎを主要因とする高サイクル熱疲労割れが発生した事例に鑑み、同様の熱疲労割れが発生する可能性のある箇所（余熱除去冷却器
バイパスライン合流部、余熱除去ポンプミニマムフローライン合流部、抽出ライン低圧抽出配管合流部）の超音波探傷検査を実施し、異常のないことを確認しました。

2（３）２次系配管点検等（図－６参照）

ａ）２次系配管点検

国内プラントにおいて２次系配管が減肉し破損した事故に鑑み、２次系配管については、当初から計画していた２３５箇所および追加で点検を計画した１,６５０箇所、更に、定期検査中に現場の作業性を考慮して追加点検することとした部位等４０４箇所の、合計２,２８９箇所について超音波検査（肉厚測定）を行いました。
その結果、主給水ポンプウォーミング系統※の配管において、必要最小肉厚と同じ厚さとなっている部位が１箇所確認されたことから、当該部の配管を炭素鋼からステンレス鋼に取り替えました。
なお、この１箇所以外の配管については、全て、必要最小肉厚を満足しており、余寿命を評価した結果、次回定期検査までに必要最小肉厚を下回ると評価された部位はありませんでした。
※主給水ポンプウォーミング系統：待機状態の給水ポンプに給水の一部を循環させポンプの暖気状態を確保するための系統。

（図－６参照）ｂ）給水、復水配管取替工事※

給水配管及び復水配管でエロージョン・コロージョン による減肉傾向が見られる箇所について、計画的に炭素鋼製配管を耐食性に優れたステンレス鋼または低合金鋼製配管に取替えました。
※エロージョン・コロージョン：乱流を伴う高速の流れの中で、金属が機械的な減耗作用と化学的な腐食との相互作用によって浸食を受けること。

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

平成１６年１０月１５日に配管減肉による漏えいが確認された、Ａ低圧給水加熱器
ドレンタンク常用水位制御弁下流側配管について、Ａ系統の当該部配管を切断し原因調査を実施した結果、水位制御弁とレジューサとの溶接線下流側近傍で貫通箇所（長さ約２ｍｍ、幅約０.５ｍｍ）が認められ、配管内面全体にエロージョン・コロージョ
ン特有の鱗片状模様が見られました。また、配管の詳細な肉厚測定結果からは、配管全面に減肉が認められ、溶接線下流側近傍での減肉が顕著であることがわかりました。
これらのことから、漏えいの原因は水位制御弁下流配管内部の流れの乱れにより配管が減肉したものと推定されました。
対策として、Ａ、Ｂ、Ｃ系統の配管について炭素鋼から耐食性に優れたステンレス鋼に取替えました。

≪平成１６年１０月１５、１８日発生事象発表済≫ｄ）タービンクロスアンダー管の点検・補修（図－６参照）

原子力設備２次系配管肉厚の管理指針対象外である、タービンクロスアンダー管内面の減肉状況の目視点検結果、減肉が進んでいる箇所が確認されたため、肉厚測定を実施しました。その結果、今回定期検査中に配管の取替えが必要となる減肉箇所はありませんでしたが、３箇所については余寿命が短いことから、配管内面の肉盛溶接補修を行いました。
※タービンクロスアンダー管は、従来よりタービンの開放点検にあわせて内面の目視点検を実施しており、減肉の認められた箇所については、内面から肉厚測定を実施しています。

3３．蒸気発生器伝熱管渦流探傷検査等（図－７参照）

４基ある蒸気発生器の伝熱管全数（既施栓管４本を除く１３，５２４本）の健全性を確認するため、検出精度を向上させたマルチコイル型（インテリジェント）ＥＣＴ※１による渦流探傷検査（ＥＣＴ）を実施した結果、４７５本の伝熱管に判定基準※２を超える信号（有意な信号指示）が認められたため、機械式栓をし、使用しないこととしました。

≪平成１７年１月１８日発表済≫

また、国内プラントの実績で、伝熱管管板拡管部に応力腐食割れの発生が見られているため、予防保全の観点から残留応力抑制対策（ショットピーニング※３）を実施しました。
※１ マルチコイル型（インテリジェント）ＥＣＴ：
従 来 の 渦 流 探 傷 検 査 に 使 用 し て き た 装 置 と 同 等 の 検 査 速 度 で 、欠 陥 の検出性を一層向上させた探傷検査装置。伝熱管全周を２４組のコイルで分割して検査することにより、伝熱管の傷による渦電流の変化を各コイル毎に捉えることができ、従来の装置と比べ、局所的な傷に対する検出精度が優れている。
※２ 判定基準：伝熱管肉厚の２０％減肉以上の信号指示。
※３ ショットピーニング：
金属材料表面にビーズ（金属微粒子）を打ちつけることで、材料表面の残留引張り応力を圧縮応力に変えること。

４．燃料集合体取替
燃料集合体全数１９３体のうち、８１体（うち７６体は新燃料集合体）を取り替えました。また、燃料集合体８体について外観検査を実施した結果、異常は認められませんでした。
５．定期検査中に発生した事象（１）中性子源領域モニタの動作不良について（図－８参照）

平成１６年１２月１５日、発電停止後の原子炉出力の降下中、２台ある中性子源領域モニタのうち１台の指示が表示されない事象が発生しました。このため敦賀発電所
原子炉施設保安規定で定める運転上の制限を満足していないと判断しました。なお原子炉は同日停止しました。

≪平成１６年１２月１５日

当社ホームページ掲載済≫調査の結果、当該モニタの電源回路の一部が短絡していることを確認したため、短絡箇所を回路から切り離すことにより、当該モニタを復旧し、１２月１５日に運転上の制限内に復帰しました。
その後の詳細調査の結果、短絡の原因は電源回路の配線の一部（２本）が配線保護カバーに挟まれて取付けられていたため、配線の絶縁被覆から内部の素線が露出・接触し、短絡したものと判明しました。対策として配線の取替え、作業要領書の見直しを実施しました。

≪平成１７年１月７日（２）燃料取替クレーンの不具合について

当社ホームページ掲載済≫（図－９参照）

平成１６年１２月２４日、燃料取替クレーンにより原子炉容器内から燃料移送装置
バスケット※内に燃料を吊り下ろす作業を実施していた際、クレーンが自動停止せず燃料集合体が底部に着座する事象が発生しました。点検の結果、クレーンの位置検出器の伝達軸が破損したためと判明しました。
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調査の結果、軸受けがわずかにずれて取り付けられていたため、軸に応力がかかり破損したものと推定され、当該軸については新品と交換し、復旧しました。今後定期的な目視点検に加え、分解点検を行うこととしました。
≪平成１６年１２月２８日、平成１７年１月７日

当社ホームページ掲載済≫※ 燃料移送装置バスケット：燃料移送装置に設置されている燃料集合体を収納する容器。

（３）燃料集合体支持格子の変形について（図－１０参照）

平成１６年１２月２７日、燃料取替クレーンにより炉心から燃料を取出す際に、わずかな振れが認められた燃料集合体１体について、外観検査を実施したところ、１２月３０日、支持格子※１の一部にわずかな変形（約３ｍｍ×約１ｍｍ）があることを確認しました。
調査の結果、炉心から燃料を取出す際に、炉心バッフル※２と接触したためであり、対策として炉心バッフルと接触しない燃料取出し手順に変更しました。
≪平成１７年１月７日当社ホームページ掲載済≫

なお、当該燃料については使用しないこととしました。
※１ 支 持 格 子：燃料棒を等間隔に束ねる格子状の金属製構成部品。
※２ 炉心バッフル：炉心内の水の流路を形成するために、炉心の周囲に設置された金属の囲い。

（４）主給水ヘッダーのドレン配管からの水の漏えいについて（図－１１参照）

平成１７年２月８日、主給水系配管取替終了に伴う耐圧試験のため、純水にて水張りを行っていたところ、タービン建屋地下１階において、主給水ヘッダー※のドレン配管から純水がわずかに漏えいしていることを確認しました。
≪平成１７年２月８日当社ホームページ掲載済≫調査の結果、漏えい箇所は、ドレン配管と主給水ヘッダー取り付け座との溶接部近傍で、円周方向に外側面で約４０ｍｍ、内側面で約２８ｍｍの割れが認められました。破面の詳細調査の結果、高サイクル疲労の特徴が観察されました。
過去の配管施工等の調査の結果、当該系統については、第１２回定期検査時に、第２ドレン弁を取替えており、当該配管の固有振動数が、変わったものと推定されました。
その後の定期検査に伴うプラント停止過程において、主給水ヘッダーの温度降下による当該ドレン管の動きがサポート部で抑制され、当該部に引張り応力が生じ、さらに流体による主給水ヘッダーの振動によりドレン管が固有振動数で振動し、当該部に高サイクル疲労割れが発生したものと推定されました。
対策として、当該部を新品に取り替えるとともに、ドレン管の応力発生防止として、サポートの変更等を実施しました。また、類似箇所として、高温配管・機器のドレン・ベント配管等について点検を行い、割れ等異常のないことを確認しました。
※主給水ヘッダー：４台の蒸気発生器への給水流量を均一にするため、２台ある高圧給水加熱器からの給水を合流させる主給水系統の一部。

６．次回定期検査予定
次回定期検査は平成１８年春頃を予定しています。
以5上