平成17年11月10日
原子力安全対策課(１ ７ － ８ ２ )＜16時記者発表＞

敦賀発電所１号機の第３０回定期検査開始について

このことについて、日本原子力発電株式会社から下記のとおり連絡を受けた。

記

敦賀発電所１号機（沸騰水型軽水炉；定格電気出力３５.７万kW）は、平成17年11月12日から約２カ月の予定で第３０回定期検査を実施する。
定期検査を実施する主な設備は次のとおりである。

(1) 原子炉本体(2) 原子炉冷却系統設備(3) 計測制御系統設備(4) 燃料設備(5) 放射線管理設備(6) 廃棄設備(7) 原子炉格納施設(8) 非常用予備発電装置(9) 蒸気タ－ビン設備

問い合わせ先(担当：嶋崎)
内線2352・直通0776(20)0314

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１．主要工事等(1) 制御棒取替工事（図－１参照）※１
長寿命化を図った新型（ハフニウム）制御棒 として採用したハフニ
ウム板型制御棒で、制御棒表面のハフニウム板を固定するコマの溶接部
近傍に応力腐食割れが確認された事象に鑑み、制御棒表面に固定用の溶接部がない構造となっているハフニウムフラットチューブ型制御棒９本を制御用として装荷する。
※１ 放射性廃棄物の低減を目的とし、中性子吸収材を従来のボロンカーバイトからハフニウムに変更することにより、炉内で長期間使用可能となる。
運転中は、制御棒73本のうち、制御用９本については原子炉の出力を調整するため炉心に部分的に挿入された状態にあるが、停止用64本については全引抜位置にある。
新型制御棒は炉内で長期間使用可能なため、制御用として、第27回定期検査（平成14年）より新型制御棒（ハフニウム板型）を順次採用する計画であった。
第28回定期検査において、第27回定期検査で装荷した５本の新型制御棒に応力腐食割れによるものと推定されるひび割れが確認されたため、当該の制御棒は従来型制御棒（ボロンカーバイド型）に取り替えている。

２．設備の点検工事について(1) 原子炉圧力容器供用期間中検査（図－２参照）
原子炉圧力容器の供用期間中検査として、原子炉圧力容器の下鏡部の溶接部について超音波探傷検査等を行い、健全性を確認する。
(2) 配管の肉厚検査について（図ー３参照）
美浜発電所３号機の２次系配管破損事故に鑑み、給水・復水系統の配管など3 7 6箇所について、超音波検査（肉厚測定）等を行う。
(3) 原子炉格納容器内保温材取替工事（図－４参照）
原子炉冷却材喪失事故時において、非常用炉心冷却系統のストレーナが配管保温材等の異物により閉塞し、非常用炉心冷却系統の機能が確保できなくなることを防止する観点から、原子炉格納容器内で使用されている繊維状およびケイ酸カルシウムの保温材について、軽量で水に浮くポリイミド系発泡材の保温材と取り替える。これにより、原子炉冷却材喪失事故時でも、保温材がストレーナに付着し閉塞することはない。
(4) 中央制御室への蒸気流入に係る点検（図－５参照）
美浜発電所３号機２次系配管破損事故において、中央制御室につながるケーブルトレイおよび電線管の壁貫通部等のシール施工が不適切であったため中央制御室への蒸気浸入が認められたことを踏まえ、中央制御室貫通部等のシール施工状況を点検し、不適切な箇所については補修を行う。

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３．燃料取替計画
燃料集合体全数3 0 8体のうち、60体(全て新燃料集合体で９×９燃料集合体)を取替える予定である。
４．運転再開予定
原子炉起動・臨界：発電再開（調整運転開始）：
定期検査終了（営業運転再開）：

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平成17年12月下旬
平成17年12月下旬
平成18年１月中旬

図－１

制 御 棒 取 替 工 事概

要長 寿 命 化 を図 った新 型 （ハフニウム）制 御 棒 ※として採 用 したハフニウム板 型 制 御 棒 で、制 御棒 表 面 のハフニウム板 を固 定 するコマの溶 接 部 近 傍 に応 力 腐 食 割 れが確 認 された事 象 に鑑み、制 御 棒 表 面 に固 定 用 の溶 接 部 がない構 造 のハフニウムフラットチューブ型 制 御 棒 ９本 を制御 用 として装 荷 します。
※ 放 射 性 廃 棄 物 の低 減 を目 的 とし、中 性 子 吸 収 材 を従 来 のボロンカーバイトからハフニウムに変 更 することにより、炉 内 で長 期 間 使 用 可 能 となります。
運 転 中 は、制 御 棒 ７３本 のうち、制 御 用 ９本 については原 子 炉 の出 力 を調 整 するため炉 心 に部 分 的 に挿 入 された状 態 にありますが、停 止 用 ６４本 については全 引 抜 位 置 にあります。
新 型 制 御 棒 は炉 内 で長 期 間 使 用 可 能 なため、制 御 用 として、第 ２７回 定 期 検 査 （平 成 １４年 ）より新型 制 御 棒 （ハフニウム板 型 ）を順 次 採 用 する計 画 でした。
第 ２８回 定 期 検 査 において、第 ２７回 定 期 検 査 で装 荷 した５本 の新 型 制 御 棒 に応 力 腐 食 割 れによるものと推 定 されるひび割 れが確 認 されたため、当 該 の制 御 棒 は従 来 型 制 御 棒 （ボロンカーバイト型 ）に取替 えております。
従来装荷している新型制御棒
ハフニウム板型制御棒

制御棒

今回装荷する新型制御棒
ハフニウムフラットチューブ型制御棒
ハフニウム
フラットチューブ

制御棒

ハフニウム板

燃料集合体

燃料集合体
約 0.25m

約 0.25m

通水孔

約 4.41m
約 3.63m

約 4.41m

約 3.63m

制 御 棒 配 置 図：今回取替位置（９本）

約 8mm

約 8mm
通水孔

（ボロンカーバイト型 →ハフニウムフラットチューブ型 ）：ハフニウム板型制御棒：制御棒：燃料集合体ハフニウム板 型 制 御 棒 断 面 図

ハフニウムフラットチューブ制 御 棒 断 面 図
ハフニウム
フラットチューブ

ハフニウム板ハフニウム板固 定 部 材 （コマ）
シース

シース
冷却穴

冷却穴

ハフニウム板 固 定 部 材（コマ）とシースの溶 接 部

ハフニウムの固 定 は、ハフニウム固 定 部 材 （コマ）のシースへの溶 接 によるため、残 留 応 力 が残りやすい構 造 。

シース表 面 にハフニウム固 定 のための溶 接 部 がなく、シースに残 留 応 力 が残 らない構 造 。

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図－２

原子炉圧力容器供用期間中検査
概要

原子炉圧力容器の供用期間中検査として、原子炉圧力容器下鏡部の溶接部について超音波探傷検査等を行い、健全性を確認します。

溶接線
外 径 ：約 ４．６ｍ
内 径 ：約 ４．３ｍ

原子炉圧力容器

約 １８ｍ

放射線遮へい原子炉圧力容器
長 手 方 向 溶 接 線 ×６

側面
点検用
マンホール

約 ２．２ｍ

原子炉圧力容器下鏡部
原子炉格納容器

入口扉

材質
原子炉圧力容器胴部：低合金鋼
下鏡部
：低合金鋼

支持スカート周方向溶接線制御棒駆動機構
ハウジングサポート

制御棒駆動機構

制御棒駆動機構
ハウジングフランジ部

長 手 方 向 溶 接 線 ×６

：下鏡長手方向溶接部（超音波探傷検査）：下鏡周方向溶接部（超音波探傷検査）：原子炉圧力容器と支持スカートとの溶接部（浸透探傷検査）

下面

支持スカート周方向溶接線

原子力圧力容器下面より見た図

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図－３

給・復水系等配管点検工事概要

国内プラントで発生した２次系配管破損事故に鑑み、給水・復水系統の配管など３７６箇所について、超音波検査（肉厚測定）等を行います。
○２次系配管の管理指針に基づく超音波検査（肉厚測定）等部位管理指針改正後の点検対象部位［（ ）内は、第 29 回定期検査終了時点（H16.10）］

総数※１

未点検部位

（未点検部位について実施）

今回点検後の点検未実施部位

今回点検部位※２

主要点検部位

460（133）

320（ 0 ）117203

その他点検部位

3,751（706）

3,450（539）

259

3,191

4,211（839）

3,770（539）

376

3,394

合計

※１：ＮＩＳＡ（原子力安全・保安院）文書「原子力発電所の配管肉厚管理に対する要求事項について」を受け、対象範囲、対象配管材料の見直しを行い、点検対象総数を 4,211 箇所とした。
（補足）＊主要点検部位における追加点検対象部位の内訳：327 箇所（460－133）
・新規系統の追加：84 箇所
・従来の点検系統においてドレン配管等の点検対象部位の追加：243 箇所＊その他点検部位における追加点検対象部位の内訳：3,045 箇所（3,751－706）
・新規系統の追加、従来の点検系統においてドレン配管等の点検対象部位の追加：772 箇所
・低合金鋼、ステンレス鋼の減肉の発生が懸念される点検対象部位の追加：439 箇所
・知見拡充のための点検対象部位の追加：1,834 箇所※２：「中期的（10 年）な検査計画」を策定し、それに基づき今回点検実施部位は 376 箇所とした。
第 30 回定期検査において、未点検の代表部位の点検を行う。

点検系統概要図
非常用
復水器

蒸気式空気抽出器へ
蒸化器へ

※

湿分分離器

※

※

高圧タービン

原子炉※

低圧タービン

発電機
復水器

主蒸気系より※各軸ｼｰﾙ

再循環ポンプ

主蒸気系より浄化装置

凡例：

RORO

復水器へ

RO

RO

復水器へ

RO

復水器へ

グランド蒸気
復水器
復水器へ

主蒸気系
復水系
原子炉給水ポンプ

原子炉給水系
ヒータドレン系

低圧給水加熱器
ドレンタンク

ヒータベント系
抽気系
原子炉冷却材浄化系

第５給水加熱器

第４給水加熱器

第３給水加熱器

非常用復水器系
グランド蒸気系

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復水ポンプ

蒸気式
空気抽出器

蒸化器

復水器へ
復水貯蔵タンクより復水器へ

海水

第２給水加熱器

低圧給水加熱器
ドレンポンプ
第１給水加熱器
ドレンクーラ

復水脱塩装置原子炉格納容器内保温材取替え工事
概図－４

要原子炉冷却材喪失事故時において、非常用炉心冷却系統のストレーナが配管保温材等の異物により閉塞し、非常用炉心冷却系統の機能が確保できなくなることを防止する観点から、原子炉格納容器内で使用されている繊維状およびケイ酸カルシウムの保温材について、軽量で水に浮くポリイミド系発泡材の保温材に取替えます。これにより、原子炉冷却材喪失事故時でも、保温材がストレーナに付着し閉塞することはありません。
１．原子炉冷却材喪失事故時のストレーナ閉塞までの流れ（想定）原子炉格納容器原子炉再循環系配管破断

非常用炉心冷却系統破損した保温材が原子炉格納容器内に落下破損・落下した保温材がサプレッションプールへ流入

原子炉圧力容器

保温材が破損Ｐ
原子炉再循環ポンプ

サプレッションプールに流入した保温材がストレーナに吸引され、表面に付着してストレーナが閉塞

Ｐ
炉心スプレイ
ポンプ等

ポリイミド系の保温材

概要図

サプレッションプール

ヘッダ

水に浮くため、ストレーナ表面に付着しない。ストレーナの閉塞を防止。
繊維状、ケイ酸カルシウムの保温材
水に沈むため、ストレーナ表面に付着、ストレーナが閉塞。
ストレーナ
２．原子炉格納容器内の保温材の種類、使用量
系

統合 計
（%）

名

繊維状保温材（ｍ3）

ケイ酸カルシウム（ｍ3）

金属反射型
（ｍ3）

ウレタン（ｍ3）

小計（ｍ3）12.7（15.6 %）0.4（0.5 %）65. 0（80.1 %）3.0（3.7 %）81.1（100 %）ポリイミド系の保温材に取替え
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図－５

中央制御室への蒸気浸入に係る点検
概要国内プラントで発生した２次系配管破損事故において、中央制御室につながるケーブルトレイおよび電線管の壁部貫通部等のシール施工が不適切であったため中央制御室への蒸気浸入が認められたことを踏まえ、中央制御室貫通部などのシール施工状況を点検し、不適切な箇所については補修を行います。
点検箇所概要図［建屋側面図］［建屋平面図］

５Ｆ

タービン建屋

４Ｆ

サービス建屋３Ｆ

中央制御室

３Ｆ

原子炉建屋

制御盤

２Ｆ
ケーブル処理室

１Ｆ

蒸気タービン建屋
２Ｆ

１Ｆ

蒸気

ケーブル処理室

原子炉建屋

サービス建屋：貫通部点検箇所：美浜３号機事故時の蒸気浸入経路（例）

貫通部の点検例
壁貫通部の点検床貫通部の点検
ケーブル処理室から中央制御室への貫通部

原子炉建屋またはタービン建屋からケーブル処理室への貫通部

目視点検箇所のイメージ

原子炉建屋またはタービン建屋

目視点検箇所のイメージ

ケーブル処理室

中央制御室
制御盤

電線管
ケーブル

シール部
ケーブルトレイ

ケーブル処理室
電線管

ケーブル
ケーブルトレイ

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シール部
ケーブル

別 紙

敦賀発電所１号機 第３０回定期検査の作業工程

平成１７年１１月１２日から約２ヶ月の予定であり、以下の作業工程にて実施します。

平成１７年１１月

平成１７年１２月▽発電機解列(11/12予定）

原子炉起動 ▽ ▽発電再開（調整運転開始）(12月下旬予定）（12月下旬予定）

原子炉圧力容器開放
起動操作
燃料取出

平成１８年１月

燃料装荷▽
定期検査終了（定常運転再開）（1月中旬予定）

主格納容器漏えい率検査(準備を含む)要工

制御棒駆動機構取替、制御棒取替他

程
原子炉圧力容器復旧

高圧タービン分解点検

タービン起動準備

タービン各種試
験

本工程の進捗については、毎月定例の「敦賀発電所の近況について」にてお知らせします。

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