平成17年２月14日
原子力安全対策課(１６−１１６)＜16時00分 記者発表＞

高浜発電所２号機の原子炉起動と調整運転の開始について（第２２回定期検査）

このことについて、関西電力株式会社から下記のとおり連絡を受けた。

記

高浜発電所２号機（加圧水型軽水炉；定格電気出力８２．６万kW）は、平成16年12月18日から第２２回定期検査を実施していたが、平成17年２月15日に原子炉を起動し、翌16日に臨界となる予定である。
その後は諸試験を実施し、２月中旬（２月17日頃）に定期検査の最終段階である調整運転を開始し、３月中旬には経済産業省の最終検査を受けて営業運転を再開する予定である。

１．主要工事等(1) ２次系熱交換器他取替工事（図−１参照）
２次系給水系統の水質向上対策として、第１、第２、第３低圧給水加熱器、グランド蒸気復水器等の伝熱管について、銅合金製から耐食性に優れたステンレス製に取り替えた。これにより、蒸気発生器への不純物の持ち込み低減が図られる。

２．設備の保全対策(1) 原子炉容器管台溶接部等の応力腐食割れに係る点検（図−２参照)国内外ＰＷＲプラントにおいて、6 0 0系ニッケル基合金を用いた１次冷却材系統の溶接部で応力腐食割れが発生した事象を踏まえ、6 0 0系ニッケル基合金が使用されている蒸気発生器出入口管台、加圧器サージ管台、原子炉容器底部の炉内計装筒管台の溶接部について、外観目視点検や超音波探傷検査を実施し、異常のないことを確認した。
(2) 高サイクル熱疲労割れに係る点検（図−３参照）
国内ＰＷＲプラントにおいて、再生熱交換器の胴側出口配管部で、1

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象を踏まえ、同様の熱疲労割れが発生する可能性のある余熱除去ポンプ入口ミニマムフローライン接続部などについて、超音波探傷検査を実施し、異常のないことを確認した。
(3) ２次系配管の点検等（図−４参照）
美浜発電所３号機において２次系配管が減肉し破損した事故に鑑み、２次系配管の1 , 3 4 9箇所について超音波検査（肉厚測定）を行った結果、全て、計算上必要厚さを満足していることを確認した。余寿命を評価した結果、次回定期検査までに必要最小肉厚を下回ると評価された部位はなかった。
また、過去の点検結果から減肉傾向の見られる部位等15箇所について、計画的に、炭素鋼材から耐食性に優れたステンレス鋼または低合金鋼の配管に取り替えた。
なお、美浜３号機で現在実施している２次系配管の点検結果を踏まえ、蒸気発生器ブローダウン系統のステンレス鋼製配管22箇所について、追加で点検を行った結果、著しい減肉は認められなかった。
※ 高浜発電所２号機は８月13日〜９月５日の間、プラントを停止し２次系配管26箇所の超音波検査（肉厚測定）を行い、健全性を確認している。

３．蒸気発生器伝熱管の渦流探傷検査結果
蒸気発生器３台のうち、Ａ、Ｃ−蒸気発生器伝熱管全数（計6,764本）
について、渦流探傷検査(ECT)を実施した結果、異常は認められなかった。
４．燃料集合体の取替え
燃料集合体全数1 5 7体のうち、65体（うち52体は新燃料集合体）を取り替えた。
燃料集合体の外観検査（24体）を実施した結果、異常は認められなかった。
５．次回定期検査の予定
平成18年

春頃

問い合わせ先(担当：宮 川)
内線2353・直通0776(20)0314

2

図−１２次系熱交換器他取替工事概要図

点検概要
２次系給水系統の水質向上対策として、低圧給水加熱器等の伝熱管を、銅合金製から耐食性に優れたステンレス製に取り替えた。
・低圧給水加熱器：９台（第１低圧給水加熱器：３台、第２低圧給水加熱器：３台、第３低圧給水加熱器：３台）
・グランド蒸気復水器：１台
・スチームコンバータ：１台
概略系統図

蒸気蒸気
低圧タービン

発電機
循環水ポンプ水
高圧タービン

水

復水器

海水
復水ポンプ

脱気器

海水

高圧給水加熱器
復水脱塩装置

水
原子炉容器

水放水口

第１主給水ポンプ

第２冷却材ポンプ

第３第４低圧給水加熱器

グランド蒸気復水器
タービングランド部のリーク蒸気を凝縮し、復水器へドレンを回収するとともに非凝縮ガスを電動ファンを用いて大気へ放出する機器。
・工場にて管巣（伝熱管の 集合体）状態に組み立て、搬入・据付。

低圧給水加熱器取替概要
給水加熱器
タービンより一部の蒸気を抽出し、２次系給水を加熱する機器。
伝熱管
給水出口

蒸気入口

・第１低圧給水加熱器（３台）、２低圧給水加熱器（３台）伝熱管
工場にて管巣（伝熱管の集合体）状態に組み立て、搬入・据付。

ドレン出口
給水入口

・第３低圧給水加熱器（３台）伝熱管
工場にて加熱器全体を製作し、一体型で搬入・据付。

第１低圧給水加熱器

第２低圧給水加熱器

第３低圧給水加熱器

取替前

取替後

取替前

取替後

取替前

取替後

伝熱管材料

銅合金

ステンレス

銅合金

ステンレス

銅合金

ステンレス

伝熱管本数（本）480（Ｕ字管）

724（Ｕ字管）

604（Ｕ字管）

790（Ｕ字管）

604（Ｕ字管）

877（Ｕ字管）

外観長さ(m)

約１６

約１６約１１

外観直径(m)

約１約１約１3

図−２ 原子炉容器管台溶接部等の応力腐食割れに係る点検概要図
点検概要
国内外ＰＷＲプラントにおいて、６００系ニッケル基合金を用いた１次冷却材系統の溶接部で応力腐食割れが発生した事象に鑑み、６００系ニッケル基合金が使用されている蒸気発生器冷却材出入口管台、加圧器サージ管台および原子炉容器底部の炉内計装筒管台の溶接部について、 外観目視点検や超音波探傷検査を実施し、異常のないことを確認した。
加圧器(下部）概略図

概略系統図

加圧器
サージ管台の点検概要図
サージ管台（低合金鋼）

蒸気タービンへ溶接部（６００系ニッケル基合金）

給水

外観目視点検原子炉容器

冷却材ポンプ

原子炉容器概略図

加圧器
サージ管台

配管（ステンレス）

蒸気発生器概略図 蒸気発生器
冷却材出入口管台の点検概要図
タービンへ冷却材入口管台（低合金鋼）

燃料集合体

給水

炉内計装筒管台（総数：５０本）

配管（ステンレス）

炉内計装筒管台の点検概要図
溶接部（６００系ニッケル基合金）

溶接部（６００系ニッケル基合金）

炉内計装筒管台（６００系ニッケル基合金）

蒸気発生器冷却材出入口管台
冷却材
入口

冷却材
出口

外観目視点検超音波探傷検査：Ａ、Ｃ入口管台：Ｃ出口管台外観目視点検原子炉容器下部鏡(低合金鋼)

ニッケル基合金肉盛り（管台点検箇所）
点検箇所
管台○：今回対象原子炉容器加圧器−：今回対象外
蒸気発生器

出口 炉内計 逃が 安全 スプ サー 入口
出口
上部 入口
ふた Ａ Ｂ Ｃ Ａ Ｂ Ｃ 装筒 し弁 弁 レ弁 ジ Ａ Ｂ Ｃ Ａ Ｂ Ｃ○ ○−○−−−
外観目視点検−−−−−− ○＊１＊２− −−−−−○
超音波探傷検査−−−−−− −＊１：６９０系ニッケル基合金＊２：６００系ニッケル基合金 接液せず対象外
点検方法

4

図−３

高サイクル熱疲労割れに係る点検概要図

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

概 略 系 統 図
：点検箇所
余熱除去ポンプ
入口ミニマムフローライン
接続部

余熱除去クーラ
バイパスライン
接続部

高圧注入ポンプ（低圧注入系統）
低温

低温

余熱除去 低温
クーラ
高温

高温

燃料

高温

抽出ライン
低圧抽出水配管
接続部
低温
余熱除去系統から配管点検範囲（例）
点検箇所

（低温）
流れ（合流点上流側）

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

（高温）
流れ

流れ溶接部

溶接部

5

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

図−４ ２次系配管の肉厚検査
点検概要
美浜発電所３号機において２次系配管が減肉し破損した事故に鑑み、２次系配管の1,349箇所について超音波検査（肉厚測定）を行った結果、全て、計算上必要厚さを満足していることを確認した。余寿命を評価した結果、次回定期検査までに必要最小肉厚を下回ると評価された部位はなかった。
また、過去の点検結果から減肉傾向の見られる部位等15箇所について、計画的に、炭素鋼材から耐食性に優れたステンレス鋼または低合金鋼の配管に取り替えた。
なお、美浜３号機で現在実施している２次系配管の点検結果を踏まえ、蒸気発生器ブローダウン系統のステンレス鋼製配管22箇所について、追加で点検を行った結果、著しい減肉は認められなかった。
※ 高浜発電所２号機は８月13日〜９月５日の間、プラントを停止し２次系配管26箇所の超音波検査（肉厚測定）を行い、健全性を確認している。

概略系統図

復水系統
給水系統
主蒸気系統
抽気系統
ドレン系統
その他系統

蒸気
発
生器

高圧タービン

低圧タービンＧ

発電機
復水器

湿分分離加熱器
復水ポンプ

蒸気発生器
ブローダウン系統へ
湿分分離加熱器
ドレンタンクスチ−ム
コンバ−タへ

グランド
コンデンサ

湿分分離器
ドレンタンク

復水処理装置湿分分離器
ドレンポンプ

高圧
給水加熱器
給水ポンプ
電動補助
給水ポンプ

第４低圧
給水加熱器

給水ブースタポンプ

タービン動
補助給水ポンプ

第３低圧
給水加熱器

第２低圧
給水加熱器

第１低圧
給水加熱器

復水器へ

脱気器
脱気器タンク

低圧給水加熱器ドレンポンプ

復水タンクより【取替部位の例】

取替範囲

主復水管オリフィス下流部（取替前配管仕様）
材質：ＳＢ４２（炭素鋼）
寸法：５５０Ａ × １０ｔ

復水の流れ
約10mm

約550mm

約2m

溶接箇所（取替後配管仕様）
材質：ＳＵＳ３０４（ステンレス鋼）
寸法：５５０Ａ × １０ｔ

オリフィス

配管点検箇所数（計画分）
今回点検開始時 今回点検実施部位 今回点検実施後の点検対象部位 点での点検未実
点検未実
施部位（点検済部位） （未点検部位） 施部位
主要点検部位
その他点検部位

合計

5983,4114,009

0764764157
67805141,349

配管点検箇所数（追加分）
・蒸気発生器ブローダウン系統（ステンレス配管） 22箇所

60250250

配管取替箇所数（計画分）
箇所数
取替箇所
余寿命が短い部位
7
オリフィス下流部位
6
作業性に伴い併せて取替
2合計15＜参考＞
燃料装荷作業中における燃料装荷位置の誤りについて
平成17年１月30日から、原子炉炉心への燃料集合体装荷作業（全1 5 7体）を行っていたが、２月１日８時33分、1 1 4体目の燃料集合体を所定の位置（Ｌ−９） ※１に装荷した際、隣の空いているべき位置（Ｌ−８）に燃料集合体が装荷されていることを確認した。このため作業を中断し、既に装荷した燃料集合体全数の位置を確認した結果、1 1 3体目の燃料集合体が、本来計画していた装荷位置（Ｌ−11）とは異なる位置（Ｌ−８）に装荷されていることが確認された。なお、原子炉の安全上の問題はなかった。
当該（1 1 3体目）燃料集合体の装荷作業時の状況を調査した結果、クレーンを走行位置Ｌまで移動させた後、作業指示者は、クレーンの横行位置を11とし、８mm微調整 ※２するとの指示を出したが、クレーン操作者が横行位置（11）と微調整量（８mm）の数字を混同し、横行位置８にクレーンを移動させていたことが分かった。
また、クレーン操作者と作業指示者は、クレーン移動後に位置確認のため炉心アドレスモニタ ※３を確認した際、微調整量（８mm）の確認に注意が集中し、装荷位置の再確認を行わなかったため、装荷位置の間違いに気づかなかった。
対策として、作業指示者、クレーン操作者に加え、クレーン操作に携わっていない作業員も、クレーン移動後の燃料集合体装荷位置確認を行うとともに、作業時に使用するチェックシートを、クレーン移動後の燃料集合体装荷位置を記入する様式に改善することで、確実な位置確認を行うこととした。
また、指差呼称、復命復唱等の基本ルールの再徹底を図ることとした。
※１

燃料集合体の装荷位置：
燃料取扱クレーンの走行方向の位置（走行位置：Ａ〜Ｒ）と、それに直交する方向の位置（横行位置：１〜15）の組み合わせで、原子炉炉心内での燃料集合体の位置を示す。
※２

微調整：
燃料集合体を炉心に装荷するためにクレーンを移動させるにあたり、クレーンを停止させる位置を微調整することで、燃料集合体を炉内に吊り降ろしすときに、燃料装荷位置の中心位置に着底するようにしている。
※３

炉心アドレスモニタ：
クレーンの移動するレール近傍に取り付けてある位置表示目盛をＴＶモニタで映し、クレーン位置を確認する。

（参考図）

燃料装荷作業中における燃料装荷位置の誤りについて
燃料装荷作業の概要
予め決められた手順に従い、燃料集合体を使用済燃料ピットから移送して、原子炉容器内（炉心）の所定の位置に装荷する作業。

原子炉格納容器補助建屋
燃料取替クレーン

燃料ピットクレーン
バスケット

使用済燃料ピット

クレーン走行方向
④④②②①

燃料集合体

③燃料集合体原子炉キャビティ①燃料ピットクレーンにて使用済燃料ラック内の燃料集合体を吊上げる。

炉心

燃料移送装置

使用済燃料ラック［燃料装荷手順］⑤

今回の不具合原子炉容器Ｒ Ｐ Ｎ Ｍ Ｌ Ｋ Ｊ Ｈ Ｇ Ｆ Ｅ Ｄ Ｃ Ｂ Ａ
180ﾟ

クレーン走行方向
１

１体目

２ー

ク ３
レ
４

②吊上げた燃料集合体を、使用済燃料ピット側の燃料移送装置内バスケットに挿入する。

Ｌ−８
１１３体目の誤装荷位置

１１３体目
Ｌ−１１へ装荷すべ
きところ、誤ってＬ−８に装荷した

ン
５
横行 ６
方向 ７

90ﾟ

270ﾟ

③燃料集合体を燃料移送装置にてバスケットを水平にして原子炉容器側に移送し、バスケットを垂直にする。

④燃料取替クレ−ンにて、バスケット内の燃料集合体を吊り上げ、原子炉容器上に移動する。

⑤所定の炉心位置に装荷する。

８９１０

１１４体目
Ｌ−９へ装荷この時点で、Ｌ−８に誤って燃料が装荷されていることを確認した。確認した結果、１１３体目で誤っていることが判明した。

１１Ｌ−９

１２１３

Ｌ−１１
１１３体目の正規装荷位置

１４１５0ﾟ

原子炉炉心（上から見た図）：装荷済

＜参考資料＞

高浜２号機

第２２回定期検査の作業工程

平成１６年１２月１８日から約３ｹ月の予定であり、以下の作業工程にて実施している。
（平成１７年２月１４日現在）■：黒塗りは実績を示す

＜参考資料＞
高浜発電所２号機の第２２回定期検査に関する補足説明資料

・原子炉起動

：

２月15日

・臨界：

２月16日

・調整運転開始：

２月17日頃・営業運転再開：

３月下旬頃

１８時頃