資料Ｎｏ．２－１

敦賀発電所１号機
高経年化技術評価書（40年目）の概要について

平成21年6月4日
日本原子力発電株式会社

1

敦賀発電所１号機の概要●原子炉型式
沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）●原子炉熱出力 １,０６４ ＭＷ●運転開始
昭和45年(1970年)３月14日●電気出力 ３５７ ＭＷ●運転実績（運転開始～平成21年(2009年)2月28日）
過去の運転実績(10年毎)
運転開始後の経 過 年 数

約３９．０年

累積発電電力量

約８１６億ｋＷｈ

計画外停止回数

約１．４回／年

500

400
63.0%

65.1%

69.4%

71.2%

75

300

200

累積設備利用率

設備利用率
[％]
100

発電電力量
[億kWh]

197億kWh

203億kWh

217億kWh50198億kWh

約６７．１％

25100

定格出力換算年数
定格出力での連続運転に換算した年数

約２７年相当00
1970年-1980年

1980年-1990年
発電電力量

1990年
-2000年

2000年-2009年

設備利用率2

敦賀発電所１号機 発電電力量の年度推移
発電電力量〔百万kWh〕
3500

・応力腐食割れ対策
・応力腐食割れ対策 ・一般排水路への放射線漏えい対策
・応力腐食割れ対策
・給水ｽﾍﾟｰｼﾞｬｰ取替

3000

発

・応力腐食割れ対策

・ｼｭﾗｳﾄﾞ取替
・原子炉再循環系配管取替

198519952500

電
2000

電
力

1500

量
1000

500

0197019751
9801
990

年

2000200
52007度3敦賀発電所1号機 経年劣化事象に対する取組み・・・（1/2）
1970

主な事故・故障

80

75

RPVノズルセーフエンド ▼ひび割れ（ＳＣＣ）

10シュラウドサポート▼ ひび割れ（SCC)▼ 美浜３号機
配管破損事故（減肉）▼ サリー２号機

配管破損事故（減肉）▼ 敦１ ３０年目ＰＬＭ評価
SCC対策（SUS316L化，IHSI，外面バタリングなど）（74年以降）

１．SCC対策（炉内他）▼▼

原子炉内水素注入開始(97年）

低圧ﾀｰﾋﾞﾝﾛｰﾀ取替(88年）▼ 炉心シュラウド取替（00年）▼ 給水スパージャー取替（77年，85年）▼２．疲労対策

05

2000▼第４給水加熱器での漏洩（減肉）▼

主な設備更新95▼ 原子炉冷却材浄化系配管ひび割れ （SCC)

ドレスデン２号機
再循環系配管ひび割れ（SCC）

敦１運開（１９７０.３.１４）9085

小口径配管振動対策（88年～02年）
配管点検・取替（87年以降適時）３．減肉対策
低圧給水加熱器取替（胴体）取替（79年～85年）

４．絶縁低下対策

低圧タービン内部車室取替(98年）▼ ▼低圧給水加熱器取替(00年）

原子炉再循環ポンプ電動機，ＭＧセット取替（85年～92年）

275kV開閉所機器取替（99年～04年）
主発電機固定子巻替（98年） ▼５．照射脆化
６．ｺﾝｸﾘｰﾄ性能低下対策▼ 第４回監視試験片取出し（74年）
第1～3回監視試験片取出し（70～72年）▼ 第５回監視試験片取出し（80年）
主要建屋外壁塗装（93年～95年）▼ 主変圧器取替（02年）
第６回監視試験片取出し（03年）▼RW/B建屋外壁塗装（08年）▼4

敦賀発電所1号機 経年劣化事象に対する取組み・・・（2/2）
送電
炉心スプレースパージャー取替

応力腐食割れ対策(原子炉圧力容器配管接続部等取替)

主蒸気安全弁取替

高圧注水系ポンプ取替
主変圧器取替復水貯蔵タンク取替
低圧タービンロータ
及び内部車室取替

制御棒取替
シュラウド取替
シュラウドサポート応力
腐食割れ対策

開閉所機器取替

励磁機取替

格納容器冷却
海水ポンプ取替
原子炉冷却材浄化
給水加熱器取替
系熱交換器取替

海水固定子巻線取替

熱交換器

応力腐食割れ対策(原子炉再循環配管、
炉内計装ハウジング等)
炉心スプレー系
ポンプ電動機取替

格納容器スプレー系ポンプインペラ
及び電動機取替

復水ポンプ取替
給復水配管部分取替
原子炉再循環ポンプ電動機取替，ＭＧセット取替
制御棒駆動水圧系ポンプ
及び電動機取替5敦賀発電所１号機の高経年化対策の経緯
高経年化対策：プラントの一定の安全水準を確保するため，運転開始３０年を経過する発電所について，運転年数の経過に伴う機器の経年劣化状況を把握して，これに的確に対応した保守管理を行うこと。
国の検査制度等

平成8年4月
▽平成15年10月▽

自主保安活動（行政指導）

平成18年1月
▽実施
義務

敦賀１号機
高経年化
技術評価

運転開始から約30年目の評価
平成11年2月8日
原子力安全委員会に報告

平成21年1月
▽報告
義務

認可事項
（保安規定 長期保守管理方針）

平成21年1月1日
新検査制度施行

高経年化技術評価
長期保全計画（従 来）
高経年化技術評価とこれを踏まえた今後１０年間の長期保全計画を運転開始後３０年目までに報告。
それ以降１０年毎に見直しを行う。

運転開始から約40年目の評価
平成21年2月17日
保安規定変更認可申請
高経年化技術評価

長期保全計画を長期保守管理方針に改め保安規定に定める

長期保守管理方針（新検査制度導入後）
高経年化技術評価に基づく今後１０年間の「長期保守管理方針」を策定し，運転開始後３０年目までに保安国の関与 規定の記載事項として審査（認可）。
を強化 それ以降１０年毎に見直しを行い、国の審査（認可）を受ける。
640年目高経年化技術評価の流れ＜４０年目の高経年化技術評価の流れ＞
評価の手法
発電所を構成する機器、構造物発生が考えられる経年劣化事象を抽出
・日本原子力学会PLM実施基準
・機器の材料、使用環境・過去の不具合事例
・学術経験 等

４０年目の追加評価
経年劣化の傾向評価（30年目評価との比較）
経年劣化傾向の予測を実施している経年劣化事象については，30年目の高経年化技術評価における予測と比較検証する。
30年目評価時の予測と異なっている場合は、その原因を評価し、40年目の評価への反映及び追加保全策の抽出を行う。
＜経年劣化評価の傾向評価対象事象＞（例）・原子炉圧力容器の疲労割れ
・原子炉圧力容器胴の中性子照射脆化 等

保全実績の評価
経年劣化に対する評価（耐震安全性評価含む）

30年目の高経年化技術評価以降に実施した予防保全策や新たに実施している現状保全について有効性評価を実施し、追加保全策の抽出を行う。
＜敦賀1号機の保全実績＞（例）・シュラウド及び炉内構造物取替（SCC対策）
・起動時の原子炉冷却材への水素注入（SCC対策） 等

追加保全策の抽出
長期保守管理方針の有効性評価
長期保守管理方針の策定

30年目の高経年化技術評価において策定した追加保全策（長期保守管理方針）が有効であったかを評価する。
＜有効性の評価＞（例）・原子炉圧力容器の疲労割れ点検，評価
・原子炉再循環系配管等の応力腐食割れ点検 等

7敦賀１号機 高経年化技術評価と長期保守管理方針の概要
昭和45年(1970)

平成11年(1999)▼昭和45年3月14日
運転開始

平成21年(2009)▼平成12年
運転開始後30年目▼平成22年
運転開始後40年目

30年目の評価 （平成11年2月）［ ①高経年化技術評価（概要） ］● 今後３０年の運転を仮定しても、機器・構造物は、現状の保全活動や点検・検査を充実していくことで、今後も安全に運転することが可能との見通しを得た。
●長期保全計画を策定した。
［ ②長期保全計画（例） ］
対象部位

40年目の評価（平成21年2月）○３０年目に評価を実施した機器の経年劣化度合いを再評価する○３０年目の評価以降実施してきた長期保全計画の有効性も評価する
保全実績

計画の概要

保全概要

[ ①高経年化技術評価（概要） ]●今後２０年の運転を仮定しても、機器・構造物は、 現 状の保全活動の継続により、健全に維持できると評価した。
●現状の保全活動に追加して実施するものを、長期保守管理方針として定め、国の認可を受ける。

[ ②長期保守管理方針（例） ]
対象部位

方針の概要

原子炉圧力容器運転実績に基づく疲労評価を実施

疲労評価を行い、６０年時点での健全性を確認

原子炉圧力容器

劣化傾向（中性子照射脆化）を把握するための使用済み監視試験片の再装荷を検討

原子炉格納容器

腐食発生の可能性部位について計画的な点検を実施

圧力抑制室の代表部位１箇所（測定範囲１ｍ×５ｍ）の肉厚を測定し健全性を確認

原子炉格納容器

一部の電線管貫通部の取替を計画

ケーブル

実機ケーブルによる劣化データの把握

代表ケーブル１２本の絶縁抵抗を測定し健全性を確認

ケーブル

今後、劣化に関する研究成果を踏まえ詳細評価

コンクリート構造物

計画的に強度を確認

原子炉建屋等、約６０箇所の強度を測定し健全性を確認。今後も継続

炭素鋼配管

現状の保守管理を継続（適切な時期に配管取替）○運転開始３０年目（平成１２年度）以降に実施した主な保全対策
・シュラウドの取替え（平成１２年度）
・炉心スプレイスパージャーの取替え（平成１２年度）
・給水加熱器の取替え（平成１２年度） ・主変圧器の取替え（平成１４年度）

8

敦賀１号機 高経年化技術評価と長期保守管理方針の概要（40年目）
原子炉圧力容器の中性子照射脆化【技術評価】
脆化を考慮した温度管理と、非破壊検査の継続実施で健全性確保は可能【長期保守管理方針】
劣化傾向（中性子照射脆化）把握のため使用済み監視試験片の再装荷を検討（検討実施時期：短期）

コンクリート構造物の強度低下【技術評価】
熱等の影響による強度低下が考えられるが、通常運転時の温度、放射線量では強度低下は小さく、これまでの測定結果から定期的な強度試験等の継続で健全性は確保可能

炭素鋼配管の腐食、減肉【技術評価】
肉厚測定等による管理の適切な実施で、健全性確保が可能【長期保守管理方針】
計画的な肉厚測定の継続、データの蓄積・知見の拡充を行い、適切な時期に配管取替を実施（取替実施時期：中長期）

送 電
原子炉圧力容器の疲労割れ【技術評価】
過去１０年間の運転実績を反映した過渡回数（起動停止回数等）で評価した結果、６０年時点での健全性を確認、今後も運転実績に基づき評価

変圧器

主給水系配管など
原子炉格納容器電線管貫通部の気密性低下【技術評価】
電線管貫通部の一部で60年時点での健全性評価ができていないが、気密性低下は漏えい率試験で把握可能【長期保守管理方針】
一部の電線管貫通部の計画的な取替を実施（取替実施時期：短期）

浄化装置
再循環ポンプ
水ケーブルの絶縁特性低下【技術評価】
長期健全性試験の結果、急激な絶縁特性低下の可能性は小さく、絶縁測定等の継続で健全性確保が可能【長期保守管理方針】
今後、劣化の研究成果を踏まえて詳細評価を計画 （評価実施時期：中長期）

原子炉再循環系配管等の応力腐食割れ【技術評価】
残留応力低減措置や水素注入により応力腐食割れの感受性は低下、計画的な点検で健全性確保が可能【長期保守管理方針】
今後、応力腐食割れの研究成果が得られた場合は、必要に応じて点検計画に反映（点検計画反映実施時期：中長期）（短期：平成22年3月14日から5年間

中長期：平成22年3月14日から10年間）

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