Ⅱ．運転および建設状況（令和４年４月～令和５年７月）

１．敦賀発電所１号機（平成 27 年４月 27 日廃止、平成 29 年４月 19 日廃止措置計画認可）
炉型 ：

軽水減速軽水冷却・沸騰水型（ＢＷＲ）（１） 概 要Ⅰ．廃止措置作業状況
１．主要施設・設備の解体撤去工事①取水口エリア機器解体工事
令和４年 10 月３日から令和５年１月 25 日にかけて、海水除塵装置のうち、スクリー
ン本体およびこれら付属設備の解体撤去作業を実施した。
②薬液注入ポンプ他解体工事
令和４年 12 月１日から令和５年３月 24 日にかけて、硫酸注入装置、苛性ソーダ注入装置および付属設備の解体撤去作業を実施した。
Ⅱ．保守運営状況
令和４年 11 月７日から第５回定期事業者検査を実施している。
今定期事業者検査では、原子炉等規制法に基づき、廃止措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設（性能維持施設）について検査を実施している。

解体撤去
工事

汚染除去
工事
設備設置
工事

廃止措置作業○機械工作室エリア周辺機器解体作業○制御棒駆動ユニット解体作業○タービン建屋３階解体工事
・低圧タービン、高圧タービン、発電機○水素酸素発生装置（水電解装置）解体工事○補助ボイラーおよびコールドエバポレーター解体工事○タービン補機冷却系熱交換器他解体工事〇取水口エリア機器解体工事〇薬液注入ポンプ他解体工事○タービン建屋除染装置室内排水ピット除染工事

実施期間
H30. 5. 7 ～ H31. 1.31
H30. 5. 7 ～ H31. 2.12
H30. 5. 7 ～ R 2. 3.31
R 2. 7. 1
R 3. 2.22
R 3. 2.22
R 4.10. 3
R 4.12. 1
H29. 5.15

～
～
～
～
～
～

○圧縮減容装置設置工事

R 4. 1.11～ R 4. 3.25

R 3. 2. 4
R 3. 7.30
R 3.10.29
R 5. 1.25
R 5. 3.24
H29. 6. 9２．敦賀発電所２号機
炉型 ：定格電気出力 ：軽水減速軽水冷却・加圧水型（ＰＷＲ）
116.0 万 kW

（１）概 要①第 18 回定期検査
平成 23 年８月 29 日から、第 18 回定期検査を実施※している。
今回の定期検査では、主要工事等として亜鉛注入装置設置工事、設備保全対策として２次系
配管の点検を実施している。
原子炉の起動については、福島第一原子力発電所事故に対する安全対策および新規制基準対
応工事の実施状況等を踏まえ、計画していく。
※：定格熱出力一定運転中の平成 23 年５月２日、定例の１次冷却材中の希ガス濃度とヨウ素濃度の測定の結果、
前回（４月 26 日）の測定値を上回ることが確認された。このため、燃料集合体からの漏えいが発生した疑いがあると判断し、漏えい燃料の特定調査をするため、５月７日に原子炉を停止した。その後の調査において、漏えい燃料棒１本が確認された。対策として、当該燃料棒を含む燃料集合体は今後再使用しないこととした。

本年度（令和４年度）の設備利用率は、０％であった。

（２）運転状況（敦賀発電所２号機）
ａ．運転パターン
定格電気出力① 第 18 回定期検査

116 万 kW

最大発電電力 0MW(最大熱出力 0MW)

100
電

気

① 第 18 回定期検査（H23.8.29 ～ ）

出
50
力

（％）

0

令和４年度

令和４年
4月

令和５年
5月

6月

7月

8月

9月

10 月

11 月

12 月

1月

2月

3月

ｂ．発電停止作業等
期 間

概

要

○第 18 回定期検査
１）主要工事等
・亜鉛注入装置設置工事作業員の被ばく低減の観点から、コバルト－60 等の放射性物質が１次
冷却材系統などの機器や配管内表面へ付着することを抑制するため、亜鉛を注入する＊装置を化学体積制御系に設置する。
＊：１次冷却材中に放射化しにくい亜鉛を注入して、機器や配管内表面に皮膜を形成させることにより、コバルト－６０等の放射性物質が機器・配管内表面への付着することを抑制し、１次冷却材系配管などの線量を低減する。

２）設備の保全対策
・２次系配管の点検
日本原子力発電(株)が定めた「配管肉厚管理手引書」に基づき、２次系配管 407 箇所について超音波検査等（肉厚測定）を実施する。
３）定期検査中に発生した安全協定に基づく異常事象
・管理区域内での協力会社作業員の負傷（H24.8.21）
H23.8.29

・洗たく廃液モニタタンク（Ａ）の漏れ跡（H26.12.1）
・非常用ディーゼル発電機シリンダ冷却水ポンプの軸の曲がり（H29.2.3）①～４）燃料取替計画
未定

未定
５）福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上対策工事等
福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上（新規制基準への対応を含む）のため、電源確保、冷却機能の確保および浸水対策等の工事を実施する。
６）運転再開予定
原子炉の起動については、福島第一原子力発電所事故に対する安全対策
および新規制基準対応工事の実施状況等を踏まえ、計画していく。
平成 23 年５月７日
５月７日

17 時 00 分：発電停止
20 時 00 分：原子炉停止

３．美浜発電所１号機（平成 27 年４月 27 日廃止、平成 29 年４月 19 日廃止措置計画認可）
炉型 ：

軽水減速軽水冷却・加圧水型（ＰＷＲ）（１） 概 要Ⅰ．廃止措置作業状況
１．主要施設・設備の解体撤去工事①２次系設備の解体撤去作業
タービン建屋内等の２次系設備（性能維持施設を除く）の解体撤去作業を平成 30 年４月２日から実施している。
②原子炉周辺設備の解体撤去作業
新燃料貯蔵庫、内部スプレイポンプ等の解体撤去作業を令和４年 10 月 24 日から実施している。
Ⅱ．保守運営状況
令和４年９月 22 日から令和５年２月 21 日にかけて第５回定期事業者検査を実施した。
今定期事業者検査では、原子炉等規制法に基づき、廃止措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設（性能維持施設）について検査を実施した。

解体撤去
工事
汚染除去
工事

その他

廃止措置作業○２次系設備解体撤去
・保温材及び機器撤去〇原子炉周辺設備の解体撤去
・機器撤去○系統除染工事
・原子炉冷却系統、化学体積制御系統、余熱除去系統〇原子炉容器外残存放射能調査工事
・原子炉冷却系統、化学体積制御系統、余熱除去系統
・格納容器内設備サポート等〇原子炉容器内残存放射能調査工事
・原子炉本体（原子炉容器、炉心支持構造物）

実施期間
H30. 4. 2～

実施中R 4.10.24～

実施中

H29. 4.25～ H30. 3.27

H30. 3.26
R 1. 7. 1～ H30. 9.28
～ R 1.10.30

H30. 8. 1～ H31. 2.14

４．美浜発電所２号機（平成 27 年４月 27 日廃止、平成 29 年４月 19 日廃止措置計画認可）
炉型 ：

軽水減速軽水冷却・加圧水型（ＰＷＲ）（１） 概 要Ⅰ．廃止措置作業状況
１．主要施設・設備の解体撤去工事①２次系設備の解体撤去作業
タービン建屋内等の２次系設備（性能維持施設を除く）の解体撤去作業を平成 30 年
３月 12 日から実施している。
②原子炉周辺設備の解体撤去
ガス減衰タンク等の解体撤去作業を令和４年 10 月 24 日から実施している。
Ⅱ．保守運営状況
令和４年９月 22 日から令和５年２月 21 日にかけて第５回定期事業者検査を実施した。
今定期事業者検査では、原子炉等規制法に基づき、廃止措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設（性能維持施設）について検査を実施した。

解体撤去
工事
汚染除去
工事

その他

廃止措置作業○２次系設備解体撤去
・保温材及び機器撤去〇原子炉周辺設備の解体撤去
・機器撤去○系統除染工事
・原子炉冷却系統、化学体積制御系統、余熱除去系統〇原子炉容器外残存放射能調査工事
・原子炉冷却系統、化学体積制御系統、余熱除去系統
・格納容器内設備サポート等〇原子炉容器内残存放射能調査工事
・原子炉本体（原子炉容器、炉心支持構造物）

実施期間
H30. 3.12～

実施中

R 4.10.24～

実施中

H29. 4.25～ H30. 3.27

H30. 3.26
R 1. 5.27～ H30. 9.28
～ R 1. 9. 4

H30. 8. 1～ H31. 2.14

５．美浜発電所３号機
炉型 ：定格電気出力 ：軽水減速軽水冷却・加圧水型（ＰＷＲ）
82.6 万 kW（１）概 要①第 26 回定期検査
令和３年 10 月 23 日から第 26 回定期検査を開始した。その後、令和４年６月 10 日、関西電
力は、特定重大事故等対処施設の運用開始時期を令和４年９月から７月に見直したことから、運転開始時期を令和４年８月 12 日とする運転計画を決定した。
今回の定期検査では、主要工事等として高エネルギーアーク損傷対策工事、原子炉照射試験
片取出工事等、設備の保全対策として２次系配管の点検等を実施した。
一次冷却材系統の昇温・昇圧中の８月１日、原子炉補助建屋内のＡ封水注入フィルタ蓋フランジ部から水の漏えいを確認した。原因調査の結果、フランジ部のボルトが本来のトルク値より低い値で締め付けられていたことから、プラントの運転等に伴う系統圧力により当該フランジ部の漏れ止め用のＯリングが徐々に外側に押し出され、破断したためと推定された。対策として、当該フィルタおよびＢ封水注入フィルタのＯリングを新品に取り替え、フランジ部のボ
ルトを本来のトルク値で締め付け復旧した。
８月 21 日、「Ａアキュムレータ圧力低」警報が発信し、当該圧力が保安規定に定める運転上の制限値を下回っていることを確認した。原因調査の結果、今定期検査中にアキュムレータの安全弁に資機材が接触し、弁体にずれが生じたことにより作動圧力が変動し、本来作動すべき設定値より低い値で作動したためと推定された。対策として、当該弁の手入れや漏えい検査等を行い復旧した。
当初の計画では、８月上旬に調整運転を開始し、９月上旬に定期検査を終了する予定であったが、定期検査を延長し、令和４年８月 30 日に原子炉を起動、９月１日に調整運転を開始、９月 26 日に定期検査を終了した。
本年度（令和４年度）の設備利用率は、60.3％であった。

（２）運転状況（美浜発電所３号機）
a. 運転パターン
定格電気出力① 第 26 回定期検査

82.6 万 kW

最大発電電力 866MW(最大熱出力 2,424MW)
100
電

気

① 第 26 回定期検査（R3.10.23 ～ R4.9.26）

出
50
力

（％）

0

1
令和４年度

26

令和４年
4月

令和５年
5月

6月

7月

8月

9月

10 月

11 月

12 月

1月

2月

3月

ｂ．発電停止作業等
期 間

概

要

○第 26 回定期検査
１）主要工事等
・原子炉照射試験片取出工事
中性子照射による原子炉容器の材料特性変化を定期的に把握するため、原子炉容器内部に設置している照射試験片を取り出した。
（今回で５
回目）
・原子炉容器供用期間中検査
原子炉容器の供用期間中検査として、原子炉容器溶接部等の超音波探傷検査を行い、健全性を確認した。
・高エネルギーアーク損傷対策工事
国内外の原子力発電所の電気設備で高エネルギーアーク損傷が発生していることを踏まえ、原子力規制委員会によるバックフィット（新たな規制基準の既存の施設等への適用）として保安電源設備に係る技術基準規則等が一部改正（平成 29 年８月）されたことから、非常用ディーゼル発
R 3.10.23①～
R 4. 9.26

電機受電遮断器の遮断時間変更およびインターロック・保護継電器（リレー）の追加を行った。
・電気配線貫通部改良工事
事故時の過酷な環境下で機能要求のある原子炉格納容器内の放射線監視装置に接続されているケーブルが通る原子炉格納容器の電気配線貫通部（２箇所）について、信頼性向上の観点から、最新型式のモジュラー型の電気配線貫通部に取り替えた。
・Ａ所内変圧器取替工事
Ａ所内変圧器コイルの絶縁性能が経年劣化の傾向にあるため、予防保全としてＡ所内変圧器を新品に取り替えた。
・格納容器サンプ水位計取替工事
格納容器サンプに設置している浮力式水位計が製造中止となったことから、今後の保守性を考慮し、差圧式水位計へ取り替えた。

期 間

概

要

２）設備の保全対策
・２次系配管の点検等
関西電力の定めた「２次系配管肉厚の管理指針」に基づき、２次系配管
1,530 箇所について超音波検査（肉厚測定）等を実施した。その結果、必要最小厚さを下回る箇所および次回定期検査までに必要最小厚さを下回る可能性があると評価された箇所はなかった。
また、過去の点検において減肉傾向が確認された部位１箇所、今後の保守性を考慮した部位 115 箇所、配管取替え作業時の作業性を勘案した箇所６箇所、合計 122 箇所を耐食性に優れたステンレス鋼もしくは低合金鋼の配管に取り替えた。
３） 定期検査中に発生した安全協定に基づく異常事象
・封水注入フィルタ室付近での水の漏えい（R4.8.1）
・Ａアキュムレータの運転上の制限の逸脱（R4.8.29）
４）燃料取替計画
燃料集合体全数 157 体のうち、29 体（新燃料 24 体、再使用燃料５体）を取り替えた。なお、今回装荷した新燃料集合体はすべて最高燃焼度
55,000MWd/t の高燃焼度燃料である。
また、燃料集合体の外観検査（107 体）を実施した結果、異常は認められなかった。
令和３年10月23日

11時00分：発電停止

10月23日 12時56分：原子炉停止
令和４年８月30日

13時00分：原子炉起動

９月１日 20時20分：調整運転開始
９月26日 14時30分：定期検査終了

６．大飯発電所１号機（平成 30 年３月１日廃止、令和元年 12 月 11 日廃止措置計画認可）
炉型 ：

軽水減速軽水冷却・加圧水型（ＰＷＲ）（１）概 要Ⅰ．廃止措置作業状況
１．主要施設・設備の解体撤去工事①２次系設備の解体撤去作業
タービン建屋内等の２次系設備（性能維持施設を除く）の解体撤去作業を令和２年４月１日から実施している。
②放射能調査残存放射能調査を令和４年８月１日から令和５年７月 28 日にかけて実施した。
Ⅱ．保守運営状況
令和４年７月６日から第２回定期事業者検査を実施している。
今定期事業者検査では、原子炉等規制法に基づき、廃止措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設（性能維持施設）について検査を実施している。

解体撤去
工事
汚染除去
工事

その他

廃止措置作業○２次系設備の解体撤去工事
・保温材及び機器撤去○系統除染工事
・原子炉冷却系統、化学体積制御系統、余熱除去系統〇原子炉容器外残存放射能調査工事
・原子炉冷却系統、化学体積制御系統、余熱除去系統
・格納容器内設備サポート等〇原子炉容器内残存放射能調査工事
・原子炉本体（原子炉容器、炉心支持構造物）

実施期間
R 2. 4. 1～

実施中

R 2. 4. 1～ R 3.12.17

R 4. 8. 1
R 4.11.21～ R 5. 3.17
～ R 5. 7.28

R 5. 2.20～ R 5. 6. 1

７．大飯発電所２号機（平成 30 年３月１日廃止、令和元年 12 月 11 日廃止措置計画認可）
炉型 ：

軽水減速軽水冷却・加圧水型（ＰＷＲ）（１）概 要Ⅰ．廃止措置作業状況
１．主要施設・設備の解体撤去工事①２次系設備の解体撤去作業
タービン建屋内等の２次系設備（性能維持施設を除く）の解体撤去作業を令和２年４月１日から実施している。
②放射能調査残存放射能調査を令和４年７月 15 日から令和５年７月 28 日にかけて実施した。
Ⅱ．保守運営状況
令和４年７月６日から令和４年 12 月５日にかけて、第２回定期事業者検査を実施した。
今定期事業者検査では、原子炉等規制法に基づき、廃止措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設（性能維持施設）について検査を実施した。

解体撤去
工事
汚染除去
工事

その他

廃止措置作業○２次系設備の解体撤去工事
・保温材及び機器撤去○系統除染工事
・原子炉冷却系統、化学体積制御系統、余熱除去系統〇原子炉容器外残存放射能調査工事
・原子炉冷却系統、化学体積制御系統、余熱除去系統
・格納容器内設備サポート等〇原子炉容器内残存放射能調査工事
・原子炉本体（原子炉容器、炉心支持構造物）

実施期間
R 2. 4. 1～

実施中

R 2. 4. 1～ R 4. 1.12

R 4. 8. 1
R 4.11.21～ R 5. 3.17
～ R 5. 7.28

R 4. 7.15～ R 5. 5. 9

８．大飯発電所３号機
炉型 ：定格電気出力 ：軽水減速軽水冷却・加圧水型（ＰＷＲ）
118.0 万 kW

（１）概 要①第 19 回定期検査
令和４年８月 23 日から第 19 回定期検査を開始した。
今回の定期検査では、主要工事等として原子炉冷却系統設備小口径配管他取替工事、設備の保全対策として２次系配管の点検等を実施した。
その後、令和４年 12 月 16 日に原子炉を起動、12 月 18 日に調整運転を開始、令和５年１月12 日に定期検査を終了した。
本年度（令和４年度）の設備利用率は、69.6％であった。

（２）運転状況（大飯発電所３号機）
a. 運転パターン
定格電気出力①第 19 回定期検査

118 万 kW

最大発電電力１,２３１ＭＷ（最大熱出力３,４１８ＭＷ）

最大発電電力１,２２８ＭＷ（最大熱出力３,４１７ＭＷ）

100
電

気

① 第 19 回定期検査(R4.8.23 ～ R5.1.12）

出
50
力

（％）

0

12

23
令和４年度

令和４年
４月

令和５年
５月

６月

７月

８月

９月

10 月

11 月

12 月

１月

２月

３月

ｂ．発電停止作業等
期 間

概

要

○第19回定期検査
１）主要工事・原子炉冷却系統設備小口径配管他取替工事
国外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、１次冷却材の流れのない配管（高温環境で溶存酸素濃度が高い）の溶接部について、計画的に対策工事を実施している。今回は、化学体積制御系統４箇所について耐食性に優れた材料に取り替えた。また、取替え時の作業性を考慮し、対象箇所周辺の弁や配管の一部を取り替えた。
２）設備の保全対策
・２次系配管の点検等
関西電力(株)の定めた「２次系配管肉厚の管理指針」に基づき、２次系
配管1,363箇所について超音波検査（肉厚測定）等を実施した。その結果、必要最小厚さを下回っている箇所および次回定期検査までに必要最小厚さ
R4. 8.23を下回る可能性があると評価された箇所はなかった。
また、過去の点検において減肉傾向が確認された部位７箇所、配管取替①～

え作業時の作業性を勘案した部位７箇所、今後の保守性を考慮した部位 13箇所、合計 27 箇所を耐食性に優れたステンレス鋼の配管に取り替えた。
。

R5. 1.12３）燃料取替計画
燃料集合体193体のうち、73体を取り替えた。このうち、今回装荷した新燃料集合体は52体で、全て55,000MWd/tの高燃焼度燃料である。
また、燃料集合体の外観検査（32体）を実施した結果、異常は認められなかった。
令和４年８月23日

10時00分：発電停止

８月23日 12時25分：原子炉停止
令和４年12月16日

21時00分：原子炉起動

12月18日 19時10分：調整運転開始
令和５年１月12日

15時30分：定期検査終了

９．大飯発電所４号機
炉型 ：

定格電気出力 ：軽水減速軽水冷却・加圧水型（ＰＷＲ）
118.0 万 kW

（１）概 要①第 18 回定期検査
令和４年３月 11 日から第 18 回定期検査を開始した。
今回の定期検査では、主要工事等として原子炉容器供用期間中検査、原子炉冷却系統設備小口径配管他取替工事等、設備の保全対策として２次系配管の点検等を実施した。
その後、令和４年７月 15 日に原子炉を起動、７月 17 日に調整運転を開始、８月 12 日に定期検査を終了した。
本年度（令和４年度）の設備利用率は、72.1％であった。

（２）運転状況（大飯発電所４号機）
a. 運転パターン
定格電気出力① 第 18 回定期検査

118 万 kW

最大発電電力１,２２８ＭＷ（最大熱出力３,４１７ＭＷ）
100
電

気

① 第 18 回定期検査

出(R4.3.11

50～

R4.8.12)

力

（％）

0

17
令和４年度

12

令和４年
４月

令和５年
５月

６月

７月

８月

９月

10 月

11 月

12 月

１月

２月

３月

ｂ．発電停止作業等
期 間

概

要

○第18回定期検査
１）主要工事・原子炉容器供用期間中検査
原子炉容器の供用期間中検査として、原子炉容器溶接部等の超音波探傷検査を行い、健全性を確認した。
・原子炉冷却系統設備小口径配管他取替工事
国外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、１次冷却材の流れのない配管（高温環境で溶存酸素濃度が高い）の溶接部について、計画的に対策工事＊１を実施している。今回は、化学体積制御系統４箇所について耐腐食性に優れた材料に取り替えた。また、取替時の作業性を考慮し、対象箇所周辺の弁や配管の一部を取り替えた。
＊１：応力集中の小さい溶接形状への変更と耐腐食性に優れた材料への変更

・１次系強加工曲げ配管取替工事
国外ＢＷＲプラントにおいて、芯金を使用して曲げ加工した配管の内面
R4. 3.11①～
R4. 8.12で応力腐食割れが発生した事象を踏まえ、予防保全として、１次冷却材系
統につながる曲げ配管のうち、芯金を使用して曲げ加工したものを、芯金を使用せずに曲げ加工した配管等に取り替えた。また、取替時の作業性を考慮し、対象箇所周辺の弁や配管の一部を取り替えた。
・高エネルギーアーク損傷対策工事
国内外の原子力発電所の電気設備で高エネルギーアーク損傷が発生していることを踏まえ、原子力規制委員会によるバックフィット（新たな規制基準の既存の施設等への適用）として保安電源設備に係る技術基準規則等が一部改正（平成29年８月）された。そのため、非常用ディーゼル発電機受電遮断器の遮断時間変更およびインターロック・保護継電器（リレー）の追加を行った。
２）設備の保全対策
・２次系配管の点検等
関西電力㈱の定めた「２次系配管肉厚の管理指針」に基づき、２次系配管
1,042 箇所について超音波検査（肉厚測定）等を実施した。その結果、必要最小厚さを下回っている箇所および次回定期検査までに必要最小厚さを下回る可能性があると評価された箇所はなかった。
また、今回の点検で減肉傾向が確認された部位１箇所、過去の点検において減肉傾向が確認された部位１箇所、合計２箇所を耐食性に優れたステ
ンレス鋼または炭素鋼の配管に取り替えた。

期 間

概

要

・蒸気発生器伝熱管の渦流探傷検査結果
蒸気発生器４台のうち、ＢおよびＤ－蒸気発生器伝熱管全数（3,382 本×２台、計 6,764 本）について渦流探傷検査を実施し、異常のないことを確認した。
３）燃料取替計画
燃料集合体全数 193 体のうち、69 体を取り替えた。このうち、新燃料集
合体は 60 本で、全て最高燃焼度 55,000MWd/t の高燃焼度燃料である。
燃料集合体の外観検査（27体）を実施した結果、異常は認められなかった。

令和４年３月11日 ９時55分：発電停止
３月11日 12時18分：原子炉停止
７月15日 21時00分：原子炉起動
７月17日 17時00分：調整運転開始
８月12日 15時00分：定期検査終了

10．高浜発電所１号機
炉型 ：

定格電気出力 ：軽水減速軽水冷却・加圧水型（ＰＷＲ）
82.6 万 kW（１）概 要①第 27 回定期検査
平成 23 年１月 10 日から、第 27 回定期検査を開始した。
今回の定期検査では、主要工事等として原子炉冷却系統設備小口径配管取替工事、中央制御盤他取替工事等、設備の保全対策として２次系配管の点検等、新規制基準対応工事として電源・冷却設備のさらなる強化や自然災害・火災等への対応工事等を実施した。
関西電力は、令和５年５月２日、火災防護（系統分離）対策に係る審査のため、令和３年８月に特定重大事故等対処施設の運用開始時期の見通しを踏まえ令和５年６月としていた再稼働時期が遅れる見通しであることを公表した。
その後、関西電力は、６月 21 日、県に対し再稼働工程を説明し、６月 22 日から 25 日にかけて燃料装荷を行い、７月 28 日に原子炉を起動した。
本年度（令和４年度）の設備利用率は、０％であった。

（２）運転状況（高浜発電所１号機）
ａ．運転パターン
定格電気出力① 第 27 回定期検査

82.6 万 kW

最大発電電力 0MW(最大熱出力 0MW)

100
電

気

① 第 27 回定期検査（H23.1.10 ～ ）

出
50
力

（％）

0

令和４年度

令和４年
4月

令和５年
5月

6月

7月

8月

9月

10 月

11 月

12 月

1月

2月

3月

ｂ．発電停止作業等
期 間

概

要

○第 27 回定期検査
１）主要工事等
・原子炉照射試験片取出工事
中性子照射による原子炉容器の材料特性変化を定期的に把握するため、プラントの運転年数や「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」等を考慮し、令和３年に原子炉容器内部に設置している照射試験片を取り出した。
（今回で５回目）
・１次冷却材ポンプ供用期間中検査
１次冷却材ポンプの供用期間中検査として、Ｂ－１次冷却材ポンプの主フ
ランジ締め付け部やケーシング内表面について目視検査や超音波探傷検査を行い、健全性を確認した。
・１次冷却材ポンプ電源監視回路改造工事
１次冷却材ポンプ駆動用電源の電圧および周波数の低下を監視する装置の電源が喪失した状態で運転することを防止するため、監視装置の電源が喪H23.1.10

失した場合には、「電源電圧低」および「電源周波数低」の信号を発信する回路に変更し、中央制御室に警報を発報するとともに、３台ある監視装置のう～ち、２台以上で電源が喪失した場合に原子炉が停止する構成とした。

①
R5.8

・原子炉冷却系統設備小口径配管他取替工事

運転再開

国外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、高温環境で溶存

予定

酸素濃度が高い１次冷却材系統の配管の溶接部について、計画的に対策工事を実施している。
今回は、化学体積制御系統１箇所および試料採取系統１箇所をについて耐食性に優れた材料に取り替えた。また、取替え時の作業性を考慮し、対象箇所周辺の弁や配管の一部を取り替えた。
・高サイクル熱疲労割れに係る対策工事
国内外ＰＷＲプラントにおける高サイクル熱疲労割れ事象（温度ゆらぎによる熱疲労＊１）を踏まえ、２系統ある充てん配管のうち、使用していない系
統の充てん配管（待機系）、隔離弁などを撤去した。
＊１：使用していない系統の充てん配管において、隔離弁のシート漏れにより低温水（滞留した水）が高温水側に流入し、高温水と低温水の境界が変動することにより熱疲労が発生する可能性がある

・中央制御盤他取替工事
中央制御盤について、設置されている指示計、操作スイッチ等の機器が製造中止となったことから、今後の保守性を考慮し、最新のデジタル式に取り

期 間

概

要

替えた。
また、中央制御盤に接続されている原子炉保護装置＊２等についても、電子部品が製造中止になったことから、今後の保守性を考慮し、最新設計のものに取り替えた。
中央制御盤の取替えに合わせて、機器の操作や監視データの信号を伝送す
るケーブルを難燃ケーブルに取り替えた。
＊２：１次冷却材系統の圧力・温度信号などからプラントの異常を検出して、原子炉トリ
ップしゃ断器および工学的安全施設を動作させるための装置

・格納容器再循環サンプスクリーン取替工事
１次冷却材喪失事故時に格納容器再循環サンプスクリーンが異物混入に
より機能低下することを防止する観点からスクリーンをより表面積が大きいものに取り替えた。
・600 系ニッケル基合金溶接部の応力腐食割れに係る予防保全工事
国内外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、予防保全対策として、加圧器サージ管台について、600 系ニッケル基合金で溶接された管台から耐食性に優れた 690 系ニッケル基合金で溶接された管台に取り替えた。
・安全系計器用電源装置取替及び常用系直流電源装置他設置工事
安全系計器用電源装置について、構成部品が製造中止となったことに伴う保守性向上および電気・計装装置のデジタル制御化による消費電力の増加を踏まえて、最新かつ電源容量（電源供給能力）が大きい装置に取り替えた。
また、今後の消費電力の増加を見据えて、新たに常用系直流電源装置を設置するとともに、安全系計器用電源装置のバックアップ電源となる安全系直流電源装置に接続している一部の常用系負荷を常用系直流電源装置に接続するよう移設した。
・火災防護対象ケーブル系統分離対策工事等
火災影響範囲外の火災防護対象ケーブルを収納する電線管に関する原子力規制庁の指摘を踏まえ、令和５年３月３１日に設計及び工事計画認可の申請を行うとともに、耐火シートの施工等の系統分離対策を実施した。また、火災防護に係る使用前検査における原子力規制庁からの指摘を踏まえ、火災
感知器についても適切な位置に移設した。
２）設備の保全対策
・２次系配管の点検および取替工事
関西電力㈱の定めた「２次系配管肉厚の管理指針」に基づき、２次系配管
787 箇所について超音波検査（肉厚測定）等を実施した。その結果、必要最

期 間

概

要

小厚さを下回っている箇所および次回定期検査までに必要最小厚さを下回る可能性があると評価された箇所はなかった。
また、今後の保守性を考慮した部位 87 箇所を耐食性に優れたステンレス
鋼、または、炭素鋼の配管に取り替えた。
３）定期検査中に発生した安全協定に基づく異常事象
・タービン建屋内での協力会社作業員の負傷（H23.2.7）
・Ｂ－非常用ディーゼル発電機からの潤滑油漏えい（H23.3.9）・空冷式非常用発電装置用中継接続盤他改良工事における協力会社作業員の負傷（H24.9.4）
・格納容器上部遮蔽設置工事における協力会社作業員の負傷（H30.10.6）
・安全対策工事における協力会社作業員の負傷（R1.9.20）
・トンネル工事における協力会社作業員の労働災害（R2.3.13）
・事故対応訓練中の協力会社作業員の負傷（R3.12.2）４）燃料取替計画
燃料集合体全数 157 体のうち 61 体を取り替えた。なお、今回装荷した新燃料集合体は 44 体である。
また、燃料集合体の外観検査（６体）を実施した結果、異常は認められなかった。
５）福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上対策工事等
福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上（新規制基準への対応を含む）のため、電源確保、冷却機能の確保および浸水対策等の工事（p.83）を実施した。
平成23年１月10日
１月10日

10時03分：発電停止
12時20分：原子炉停止

令和５年７月28日

15時00分：原子炉起動

11．高浜発電所２号機
炉型 ：定格電気出力 ：軽水減速軽水冷却・加圧水型（ＰＷＲ）
82.6 万 kW（１）概 要①第 27 回定期検査
平成 23 年 11 月 25 日から、第 27 回定期検査を開始した。
今回の定期検査では、主要工事等として高サイクル熱疲労割れに係る対策工事、中央制御盤
他取替工事等、設備の保全対策として２次系配管の点検等、新規制基準対応工事として電源・冷却設備のさらなる強化や自然災害・火災等への対応工事等を実施している。
関西電力は、令和５年５月２日、火災防護（系統分離）対策に係る審査のため、令和３年８月に特定重大事故等対処施設の運用開始時期の見通しを踏まえ令和５年７月としていた再稼働時期が遅れる見通しであることを公表した。
その後、関西電力は、６月 21 日、県に対し、１号機が定格熱出力一定運転に到達した後、２号機の再稼働工程を進めること等を説明した。
本年度（令和４年度）の設備利用率は、０％であった。

（２）運転状況（高浜発電所２号機）
ａ．運転パターン
定格電気出力① 第 27 回定期検査

82.6 万 kW

最大発電電力 0MW(最大熱出力 0MW)

100
電

気

① 第 27 回定期検査（H23.11.25 ～ ）

出
50
力

（％）

0

令和４年度

令和４年
4月

令和５年
5月

6月

7月

8月

9月

10 月

11 月

12 月

1月

2月

3月

ｂ．発電停止作業等
期 間

概

要

○第 27 回定期検査
１）主要工事等
・原子炉照射試験片取出工事
中性子照射による原子炉容器の材料特性変化を定期的に把握するため、プラントの運転年数や「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」等を考慮し、令和３年に原子炉容器内部に設置している照射試験片を取り出す。
・原子炉容器供用期間中検査
原子炉容器の供用期間中検査として、原子炉容器溶接部等の超音波探傷検査を行い、健全性を確認する。
・１次系強加工曲げ配管取替工事
国内ＢＷＲプラントにおいて、芯金を使用して曲げ加工した配管の内面で応力腐食割れが発生した事象を踏まえ、予防保全として、１次冷却材系統にH23.11.25

つながる曲げ配管のうち、芯金を使用して曲げ加工したものを、芯金を使用
せずに曲げ加工した配管に取り替える。

～
①
R5.10
運転再開
予定

また、取替え時の作業性を考慮し、対象箇所周辺の配管の一部を取り替える。
・高サイクル熱疲労割れに係る対策工事
国内外ＰＷＲプラントにおける高サイクル熱疲労割れ（温度ゆらぎによる疲労）＊１を踏まえ、２系列ある充てんラインのうち、使用していない系列の充てん配管、隔離弁などを撤去する。
また、安全注入系統の補助注入ライン高温側２箇所、低温側１箇所に弁を追加する。
＊１：隔離弁のシートリークにより漏れ出た低温水（滞留した水）が高温水側に流入し、高温水と低温水の境界が変動することにより、熱疲労が発生する可能性がある。

・安全系計器用電源装置取替及び常用系直流電源装置他設置工事
安全系計器用電源装置について、構成部品が製造中止となったことに伴う保守性向上および電気・計装装置のデジタル制御化による消費電力の増加を踏まえて、最新かつ電源容量（電源供給能力）が大きい装置に取り替える。
また、今後の消費電力の増加を見据えて、新たに常用系直流電源装置を設置するとともに、安全系計器用電源装置のバックアップ電源となる安全系直流電源装置に接続している一部の常用系負荷を常用系直流電源装置に接続するよう移設する。

期 間

概

要

・火災防護対象ケーブル系統分離対策工事等
火災影響範囲外の火災防護対象ケーブルを収納する電線管に関する原子力規制庁の指摘を踏まえ、令和５年３月 31 日に設計及び工事計画認可の申請を行うとともに、耐火シートの施工等の系統分離対策を実施する。また、火災防護に係る使用前検査における原子力規制庁からの指摘を踏まえ、火災感知器についても適切な位置に移設する。

２）設備の保全対策
・２次系配管の点検等
関西電力の定めた「２次系配管肉厚の管理指針」に基づき、２次系配管 773
箇所について超音波検査（肉厚測定）を実施する。
また、過去の点検結果で減肉が認められた部位３箇所、今後の保守性を考慮した部位 128 箇所、配管取替作業時の作業性を勘案して取り替える部位
２箇所、合計 133 箇所を耐食性に優れたステンレス鋼もしくは低合金鋼、または炭素鋼の配管に取り替える。
３）定期検査中に発生した安全協定に基づく異常事象
・タービン建屋内での協力会社作業員の負傷（H23.12.31）
・建設中の建屋における協力会社作業員の負傷（R3.8.19）４）燃料取替計画
未定料集合体全数 157 体のうち 65 体を取り替える。なお、今回装荷する新燃料集合体は 60 体である。
５）福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上対策工事等
福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上（新規制基準への対応を含む）のため、電源確保、冷却機能の確保および浸水対策等の工事（p.83）を実施する。
７）運転再開予定
令和５年 10 月

平成23年11月25日

23時02分：発電停止

11月26日 ２時26分：原子炉停止

12．高浜発電所３号機
炉型 ：定格電気出力 ：軽水減速軽水冷却・加圧水型（ＰＷＲ）
87.0 万 kW（１）概 要①第 25 回定期検査
令和４年３月１日から第 25 回定期検査を開始した。
今回の定期検査では、主要工事等として化学体積制御系統 抽出水オリフィス取替工事、設備の保全対策として２次系配管の点検等を実施した。
今定期検査において、３台ある蒸気発生器（ＳＧ）の伝熱管全数の渦流探傷検査の結果、Ａ－ＳＧの伝熱管１本に高温側の管板部に内面（１次側）からの割れとみられる信号指示があり、過去の調査結果や運転履歴の調査から既往知見である応力腐食割れと推定された。また、Ａ－
ＳＧの伝熱管２本とＢ－ＳＧの伝熱管１本に外面（２次側）からの減肉信号指示があり、調査の結果、プラント運転に伴い稠密なスケールが管支持板下面に留まり、そのスケールに伝熱管が繰り返し接触したことで摩耗減肉が発生した可能性が高いと推定された。対策として、小型
高圧洗浄装置を用いて管支持板の洗浄を実施した上で、薬品洗浄を実施した。また、きずが認められた伝熱管４本は、閉止栓を施工した。
当初の計画では、令和４年５月中旬に調整運転を開始し、６月上旬に定期検査を終了する予定であったが定期検査期間を延長し、７月 24 日に原子炉を起動、７月 26 日に調整運転を開始、
８月 19 日に定期検査を終了した。
本年度（令和４年度）の設備利用率は、71.3％であった。

（２）運転状況（高浜発電所３号機）
ａ．運転パターン
定格電気出力①第 25 回定期検査

87 万 kW

最大発電電力９２５ＭＷ（最大熱出力２,６５１ＭＷ）
100
電

気

①第 25 回定期検査（R4.3.1 ～ R4.8.19）

出
50
力

（％）

0

26
令和４年度

19

令和４年
4月

令和５年
5月

6月

7月

8月

9月

10 月

11 月

12 月

1月

2月

3月

ｂ．発電停止作業等
期 間

概

要

○第 25 回定期検査
１）主要工事等
・化学体積制御系統 抽出水オリフィス取替工事
余熱除去系統の信頼性向上の観点から、プラント起動時に化学体積制御系統を用いた１次冷却材系統の圧力調整が実施できるよう、当該系統の抽出水オリ
フィスを口径の大きいものに取り替えた。
・米国原子力規制委員会が米国事業者に対し、「蒸気ボイドによる余熱除去ポンプ機能喪失問題」を通知したことを受け、国内においても原子力規制委員会および事業者が議論し、対策を講じる必要があると評価された。
・現在、プラント起動時には余熱除去系統を用いて原子炉冷却系統（ＲＣＳ）の圧力および温度の調整を実施しているが、この時にＲＣＳの漏えいが発生した場合、非常用炉心冷却装置の作動に伴い燃料取替用水タンクからの注水となるため、余熱除去系統の圧力が低下することから、高温の状態では当該系統内の水が沸騰し、余熱除去ポンプが使用できなくなる可能性がある。
・圧力低下による沸騰が発生する可能性のある温度に達する前に、化学体積制御系統を用いた圧力調整に切り替える運用に変更した。

２）設備の保全対策
・２次系配管の点検等
関西電力㈱の定めた「２次系配管肉厚の管理指針」に基づき、２次系配管 566
R4. 3. 1

箇所について超音波検査（肉厚測定）を実施した。その結果、必要最小厚さを下回る箇所および次回定期検査までに必要最小厚さを下回る可能性があると②～
R4. 8.19

評価された箇所はなかった。
３）定期検査中に発生した安全協定に基づく異常事象
・蒸気発生器伝熱管の損傷（R4.3.30）
・タービン動補助給水ポンプの運転上の制限逸脱（R4.7.21）４）燃料取替計画
燃料集合体全数 157 体のうち、61 体（新燃料集合体 52 体、再使用燃料集合体９体）を取り替えた。また、ＭＯＸ燃料集合体４体を継続使用する。
燃料集合体の外観検査（41 体）を実施した結果、異常は認められなかった。
令和４年３月１日
３月１日

11時00分：発電停止
13時17分：原子炉停止

令和４年７月24日 ６時00分：原子炉起動
７月26日 17時00分：調整運転開始
８月19日 16時30分：定期検査終了

13．高浜発電所４号機
炉型 ：

定格電気出力 ：軽水減速軽水冷却・加圧水型（ＰＷＲ）
87.0 万 kW（１）概 要①第 24 回定期検査
令和４年６月８日から第 24 回定期検査を開始した。
今回の定期検査では、主要工事等として原子炉容器供用期間中検査、設備の保全対策として２次系配管の点検等を実施した。
今定期検査において、３台ある蒸気発生器（ＳＧ）の伝熱管全数について、渦流探傷検査を実施した結果、Ａ－ＳＧの伝熱管５本、Ｂ－ＳＧの伝熱管２本およびＣ－ＳＧの伝熱管５本について、管支持板部付近に外面（２次側）からの減肉とみられる信号指示が認められた。原因調査の結果、これまでの運転に伴い伝熱管表面に生成された稠密なスケールがプラント運転中に管支持板下面に留まり、そのスケールに伝熱管が繰り返し接触したことで摩耗減肉が発生した可能性が高いと推定された。対策として小型高圧洗浄装置を用いて管支持板の洗浄を実施した上で薬品洗浄を行った。また、きずが認められた伝熱管 12 本は、閉止栓を施工し、使用しないこととした。
当初の計画では、令和４年 10 月下旬に調整運転を開始し、11 月中旬に定期検査を終了する予定であったが定期検査期間を延長し、11 月４日に原子炉を起動、11 月６日に調整運転を開始、12 月１日に定期検査を終了した。

②「ＰＲ中性子束急減トリップ」警報発信による原子炉自動停止
定格熱出力一定運転中の１月 30 日、「ＰＲ中性子束急減トリップ」の警報が発信し、原子炉が自動停止した。 原因調査の結果、制御棒駆動装置の電気回路のうち原子炉格納容器貫通部内で接続している電気ケーブルに接触不良が発生したことにより、制御棒駆動部のコイルに供給する電流値が低下し、制御棒１本が挿入されたためと推定された。 対策として、電流低下が認められたケーブルを介さずに予備用として敷設されている他のルートに変更した。対策完了後、３月 24 日に原子炉を起動、３月 25 日に発電を再開し、３月 27 日に定格熱出力一定運転に復帰した。
本年度（令和４年度）の設備利用率は、45.9％であった。

（２）運転状況（高浜発電所４号機）
ａ．運転パターン
定格電気出力① 第 24 回定期検査② 「ＰＲ中性子束急減トリップ」警報発信による原子炉自動停止

87.0 万 kW

最大発電電力９２３ＭＷ

最大発電電力９２８ＭＷ

最大発電電力９３０ＭＷ（最大熱出力２,６５０ＭＷ）（最大熱出力２,６５５ＭＷ）（最大熱出力２,６５４ＭＷ）

100
電

気

①第 24 回定期検査（R4.6.8 ～ R4.12.1）

出
50
力

（％
）

②

0
6

8
令和４年度

30

1

令和４年
4月

25

令和５年
5月

6月

7月

8月

9月

10 月

11 月

12 月

1月

2月

3月

ｂ．発電停止作業等
期 間

概

要

○第 24 回定期検査
１）主要工事等
・原子炉容器供用期間中検査
原子炉容器の供用期間中検査として、原子炉容器溶接部等の超音波探傷検査を行い、健全性を確認した。
２）設備の保全対策
・２次系配管の点検
関西電力㈱の定めた「２次系配管肉厚の管理指針」に基づき、２次系配管
1,215 箇所について超音波検査（肉厚測定）を実施した。
３）定期検査中に発生した安全協定に基づく異常事象
・蒸気発生器伝熱管の損傷（R4.7.8）

R4. 6. 8４）燃料取替計画①～

燃料集合体全数 157 体のうち、69 体（うち、16 体はＭＯＸ新燃料集合体、44 体はウラン新燃料集合体）を取り替えた。

R4.12. 1

また、燃料集合体の外観検査（16 体）を実施した結果、異状は認められなかった。

令和４年６月８日 11時00分：発電停止
６月８日 13時31分：原子炉停止
令和４年11月４日 ３時00分：原子炉起動
11月６日 15時00分：調整運転開始
12月１日 19時10分：定期検査終了

期 間

概

要

②「ＰＲ中性子束急減トリップ」警報発信による原子炉自動停止
定格熱出力一定運転中の１月 30 日 15 時 21 分、「ＰＲ中性子束急減トリップ」の警報が発信し、原子炉が自動停止した。
事象発生前後のプラントパラメータの調査や中性子検出器、制御棒駆動装置の点検等を実施した結果に異常はなく、制御棒が実際に挿入されたことにより、検出器の指示値が大きく低下し、警報発信に至った可能性があると推定した。
調査の結果、制御棒駆動装置の電気回路のうち、原子炉格納容器貫通部に繋がR5. 1.30②～

るケーブルで、一時的な電流低下が発生することを確認し、端子箱内では、それらのケーブル上にコイル側へ向かうケーブルの束が覆いかぶさっていることが確認された。
原因は、貫通部に繋がるケーブルが、コイル側のケーブル束の荷重を受けるこR5. 3.25とで、貫通部内から引き抜かれる方向に力が働き、接触不良が発生したことにより、制御棒駆動部のコイルに供給する電流値が低下したため、制御棒１本が挿入されたものと推定した。
対策として、電流低下が認められた電気ケーブルを介さずに、予備用として敷設されている他の原子炉格納容器貫通部のルートに変更するとともに、ケーブル敷設時の注意事項等を社内マニュアルに反映した。
その後、３月 24 日に原子炉を起動、３月 25 日に発電を再開し、３月 27 日に定格熱出力一定運転に復帰した。

14. 高速増殖原型炉もんじゅ（平成 30 年３月 28 日廃止措置計画認可）
炉型 ：高速増殖炉（ＦＢＲ）（ナトリウム冷却高速中性子炉）

Ⅰ．廃止措置作業状況
１．燃料体取出し作業
令和４年３月 30 日から４月 22 日にかけて、原子炉容器の燃料体（124 体）を取り出し、炉外燃料貯蔵槽に移送する作業を実施した。その後、８月 16 日から 10 月 13 日にかけて、
炉外燃料貯蔵槽の燃料体（124 体）を取り出し、燃料池に移送する作業を実施し平成 30 年８月から実施してきた燃料体取出し作業を全て完了した。
○作業実績
原子炉

炉外燃料貯蔵槽

燃料池

H30. 3.28（廃止措置計画認可時点）

３７０

１６０

－

H30. 8.30～H31. 1.28
（取出し作業終了時点）

３７０

７４

８６

R 1. 9.17～R 2. 6. 1
（取出し作業終了時点）

２７０

０

２６０

R 3. 1.23～
7.25（取出し作業終了時点）

１２４

０

４０６

R 4. 3.30～
4.22（取出し作業終了時点）

０

１２４

４０６

R 4. 8.16～
10.13（取出し作業終了時点）

０

０

５３０

２. しゃへい体等取出し作業
令和５年６月２日から原子炉および炉外燃料貯蔵槽内の中性子しゃへい体等（599 体）を取出し、燃料池に移送する作業を実施している。
３. 水・蒸気系等発電設備の解体撤去作業
令和５年７月３日からタービン建屋内等の水・蒸気系等発電設備の解体撤去作業を実施している。

Ⅱ．保守運営状況
１． 定期事業者検査の状況
定期事業者検査では、原子炉等規制法に基づき廃止措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設（性能維持施設）について検査を実施する。
第２回 令和３年９月 14 日～令和４年８月 29 日
第３回 令和４年 12 月 13 日～令和５年 10 月（予定）参考資料（１）建設までの経緯
項目

電源開発調整審議会に代わる閣議了解
申
原
子
炉
設

年月日

備

考

S57. 5.14

請S55.12.10

申請書一部補正

S56.12.28

申請書一部補正

S58. 3.14

ダブルチェック諮問

S57. 5.14 内閣総理大臣から原子力安全委員会
および原子力委員会に諮問

公開ヒアリング

S57. 7. 2

原子力安全委員会答申

S58. 4.25

原子力委員会答申

S58. 4.26

許可S58. 5.27

設計及び工事の方法認可（１次）申請

S59.12. 1工事計画認可（１次）申請

S59.12.12

原子炉設置変更許可申請

S60. 2.18 ２次主循環ポンプ、１次アルゴンガス系設備の変更

設計及び工事の方法認可（１次）

S60. 8. 2工事計画認可（１次）

S60. 9. 6原子炉設置変更許可

S61. 3.25

原子炉設置変更許可申請（２回目）

S61. 9.29 洗濯廃液処理系統の変更

原子炉設置変更許可

S62. 2. 6

置
許
可

（２回目）

原子炉設置変更許可申請（３回目）

H 2. 7. 5 試験用集合体の追加

原子炉設置変更許可

H 3. 2.19（３回目）

原子炉設置変更許可申請（４回目）

H13. 6. 6 ナトリウム漏えい対策等

原子炉設置変更許可

H14.12.26（４回目）

原子炉設置変更許可申請（５回目）

H18.10.13 初装荷燃料の変更計画

原子炉設置変更許可

H20. 2.19（５回目）（２）建設状況年月日

概要S58. 4. 1 発電所敷地造成工事開始
S60.10. 7 原子炉建物および原子炉補助建物建築特認
S60.10.16 危険物取扱所設置許可（原子炉建物・原子炉補助建物）
S60.10.23 特別地域内工作物新築許可（原子炉建物・原子炉補助建物等主要建物）
S60.10.25 原子炉建物･原子炉補助建物､タービン建物､ディーゼル建物､メンテナンス・廃棄物建物建築確認
S60.10.25 基礎掘削開始
S61. 1.13 原子炉建物基盤検査（岩検）開始（５回分割受検）
S61. 5. 8 原子炉建物基盤検査（岩検）終了
S61. 6. 1 77ｋＶ工事用変電所受電開始

年月日

概

要

S61. 7. 1 原子炉格納容器建方開始
S62. 1.17 原子炉格納容器上部半球部据付開始
S62. 4. 8 循環水管工事開始
S62. 4.24 原子炉格納容器耐圧漏えい試験完了
S62. 9. 1 メンテナンス・廃棄物処理建物、タービンおよびディーゼル建物工事開始
S63. 2.19 原子炉容器室内ナトリウム貯留槽据付終了
S63. 6.30 原子炉容器ガ―ドベッセル据付
S63.10.24 原子炉容器据付
S63.11.24 １次主冷却系主循環ﾎﾟﾝﾌﾟｶﾞｰﾄﾞﾍﾞｯｾﾙ、１次主冷却系中間熱交換器ｶﾞｰﾄﾞﾍﾞｯｾﾙ据付
H元. 7.13 １次主冷却系中間熱交換器据付
H元. 8.25 ２次主冷却系過熱器据付
H元.10. 5 ２次主冷却系蒸発器据付
H元.12.23 １次主冷却系主循環ポンプ据付
H 2. 3. 1 原子炉容器しゃへいプラグ据付
H 2. 4.18 275ｋＶ受電開始
H 2. 6.26 タ－ビン本体の据付
H 2. 8. 8 燃料交換装置本体据付
H 2.11.20 固体廃棄物貯蔵庫躯体工事開始
H 3. 3.22 ナトリウム搬入開始(第１回)
H 3. 3.29 メンテナンス・廃棄物処理建屋工事完了
H 3. 4.23 初装荷用ブランケット燃料（177体）搬入
H 3. 5.18 主要機器の据付完了
H 3. 5.18 総合機能試験（常温空気中試験）開始
H 3. 5.18 模擬炉心構成開始
H 3. 6.16 ２次主冷却系予備昇温試験の配管熱変位測定で問題があることが判明
H 3. 7. 1 ２次系オーバフロータンクのナトリウム受入れ開始
H 3. 8.23 １次系ダンプタンクのナトリウム受入れ開始
H 3. 9. 1 総合機能試験（アルゴンガス中試験）開始
H 3.10.14 炉外燃料貯蔵層オーバフロータンクのナトリウム受入れ開始
H 3.11. 7 ナトリウム搬入完了(第23回：約1,700トン)
H 3.11. 7 総合機能試験（ナトリウム中試験）開始：原子炉容器へのナトリウム充填開始
H 3.11.15 配管熱変位に関する工事認可申請(H3.12.18：認可)
H 3.12.25 ２次系配管熱変位対策工事開始（H4. 3.31：完了）
H 4. 4.27 ２次系配管熱変位対策完了に係る２次主冷却系へのナトリウム再充填開始
H 4. 4.30 ナトリウム中での制御棒駆動機構試験開始
H 4. 5.11 ナトリウム中での燃料取扱試験（炉内燃料移送試験）開始
H 4. 7. 7 第１回初装荷用炉心燃料（内側：24体）輸送
H 4. 8.31 ナトリウム中での冷却系総合試験開始

年月日

概

要

H 4. 9. 4 第２回初装荷用炉心燃料（内側：24体）輸送
H 4. 9.22 固体廃棄物貯蔵庫工事完了
H 4.11.13 第３回初装荷用炉心燃料（内側：24体）輸送
H 4.12.16 第４回初装荷用炉心燃料（内側：24体）輸送
H 4.12.16 総合機能試験終了：原子炉格納容器漏えい率試験（ナトリウム充填後）終了
H 4.12.17 性能試験（プラント特性予備試験）開始
H 5. 2. 7 プラント特性予備試験（昇温確認試験）開始
H 5. 3.19 第５回初装荷用炉心燃料（内側：13体、外側：11体）輸送
H 5. 5.18 第６回初装荷用炉心燃料（内側：17体）、試験用集合体Ａ（内側炉心用：３体）輸送
H 5. 6.16 プラント特性予備試験（２次コールドトラップ再生評価試験）終了
H 5. 6.17 総点検開始
H 5. 7.29 総点検終了
H 5. 7.30 燃料装荷準備開始
H 5.10. 8 第７回初装荷用炉心燃料（外側：24体）輸送
H 5.10.11 燃料装荷準備終了
H 5.10.12 臨界試験開始（中性子源集合体装荷）
H 5.10.13 炉心燃料集合体装荷開始
H 5.10.22 試験用集合体Ｂ（ブランケット用：３体）輸送
H 5.12.21 第８回初装荷用炉心燃料（外側：20体）輸送
H 6. 3. 4 第９回初装荷用炉心燃料（外側：19体）、試験用集合体Ａ（外側炉心用：２体）輸送
H 6. 4. 5 初臨界達成（建設工事の進捗率１００％）
H 6. 5.20 臨界試験終了（炉心燃料装荷作業終了）
H 6. 5.21 炉物理試験開始
H 6.11.15 炉物理試験終了
H 6.11.16 設備点検開始
H 7. 2.16 設備点検終了
H 7. 2.17 起動試験開始（核加熱試験）
H 7. 3.15 起動バイパス系統フラッシュタンク圧力低下現象のため原子炉手動停止
H 7. 4. 3 起動バイパス系統の改良工事開始（H8. 4.25：完了）
H 7. 5. 8 原子炉起動（起動試験再開）
H 7. 5.22 給水制御系試験中の給水流量の変動に伴う原子炉自動停止
H 7. 6.12 原子炉起動（起動試験再開）
H 7. 6.23 取替用ブランケット燃料（34体）輸送
H 7. 6.30 原子炉出力約40％到達
H 7. 7. 4 第１回取替用炉心燃料（内側：24体）輸送
H 7. 7.27 タービン定格回転数到達
H 7. 8.29 初併入（出力試験開始）
H 7.10.13 電気出力約40％到達

年月日

概

要

H 7.12. 1 第１回取替用炉心燃料（内側：19体、外側：５体）輸送
H 7.12. 8 ２次主冷却系ナトリウム漏えい事故
H 8.10.14 安全総点検（実施本部設置）
H 8.12.18 安全総点検開始
H 9. 9.10 科学技術庁より原子炉の運転停止命令（H 9. 9.11～H10. 9.10）
H10. 5.29 安全総点検実施結果を公表
H17. 9. 1 ナトリウム漏えい対策工事開始
H18.12.18 ナトリウム漏えい対策工事確認試験開始
H19. 2.19 原子炉建物基礎地盤ボーリング調査開始
H19. 5.23 ナトリウム漏えい対策工事完了
H19. 8.30 ナトリウム漏えい対策工事確認試験完了
H19. 8.31 プラント確認試験開始
H20. 5.16 第１回初装荷燃料Ⅱ型（18体）輸送
H20. 7.18 第２回初装荷燃料Ⅱ型（14体）輸送
H20.12.16 第３回初装荷燃料Ⅲ型（６体）輸送
H21. 3. 9 屋外排気ダクト補修工事開始
H21. 5.27 屋外排気ダクト補修工事完了
H21. 6. 1 プラント確認試験再開
H21. 6.24 燃料集合体等の交換開始
H21. 7.12 燃料集合体等の交換終了
H21. 8.12 プラント確認試験終了
H21. 8.13 性能試験前準備・点検の開始
H21.10.30 第４回初装荷燃料Ⅲ型（18体）輸送
H22. 1.31 性能試験前準備・点検の終了
H22. 4. 1 水・蒸気系設備点検の開始
H22. 4.21 第５回初装荷燃料Ⅲ型（15体）輸送
H22. 5. 6 性能試験（炉心確認試験）開始（H22. 5. 6 10時36分 原子炉起動、H22. 5. 8 10時36分 臨界）
H22. 7.22 性能試験（炉心確認試験）終了
H22. 8.11 燃料集合体の交換開始
H22. 8.17 燃料集合体の交換終了
H22. 8.26 炉内中継装置の落下
H22.12.28 水・蒸気系設備点検の終了
H23. 2.15 水・蒸気系設備機能確認試験の開始
H23. 2.21 屋外排気ダクト取替工事開始
H23. 2.21 炉内中継装置引抜き・復旧工事開始
H23.10.15 屋外排気ダクト取替工事完了
H23.10.18 水・蒸気系設備を保管状態に移行
H24. 8. 8 炉内中継装置引抜き・復旧工事終了

年月日

概

要

H24.12.12 原子力規制委員会より措置命令（保守管理の不備に係る原因究明、再発防止対策等の報告）
H25. 5.29 原子力規制委員会より措置命令（保守管理体制及び品質保証体制の再構築等）
H27.11.13 原子力規制委員会が文部科学大臣に対して勧告（原子力機構に代わる運営主体の特定等）
H28.12.21

原子力関係閣僚会議において、廃止措置への以降等を含む「「もんじゅ」の取扱いに関する
政府方針」を決定

H29.12. 6 廃止措置計画認可申請
H30. 3.28 廃止措置計画認可（３）廃止措置状況
項

目

年月日

備

考

燃料体処理（貯蔵槽から燃料池）開始

H30. 8.30

燃料体処理（貯蔵槽から燃料池）終了

H31. 1.28 計86体移送

燃料体取出（原子炉から貯蔵槽）開始

R元. 9.17

燃料体取出（原子炉から貯蔵槽）終了

R元.10.11 計100体移送

燃料体処理（貯蔵槽から燃料池）開始

R2. 2. 5

燃料体処理（貯蔵槽から燃料池）終了

R2. 4.15

計130体移送

燃料体処理（貯蔵槽から燃料池）開始

R2. 5.15

中間点検等（R2. 4.16～ 5.14）

燃料体処理（貯蔵槽から燃料池）終了

R2. 6. 1

計44体移送燃料体取出（原子炉から貯蔵槽）開始

R3. 1.23

燃料体取出（原子炉から貯蔵槽）終了

R3. 2.18

燃料体処理（貯蔵槽から燃料池）開始

R3. 5.19

燃料体処理（貯蔵槽から燃料池）終了

R3. 7.25

燃料体取出（原子炉から貯蔵槽）開始

R4. 3.30

燃料体取出（原子炉から貯蔵槽）終了

R4. 4.22

燃料体処理（貯蔵槽から燃料池）開始

R4. 8.16

燃料体処理（貯蔵槽から燃料池）終了

R4.10.13

計146体移送

計146体移送

計124体移送

計124体移送

図１－１
100

原
子
炉
出
力

50

（％）

１：平成 7年12月 8日～平成22年 5月 6日
２：平成 8年12月18日～平成10年 5月29日
３：平成 8年 3月 18日～ 平成 8年8月4日
４：平成 9年 3月 3日～ 平成 9年12月11日
５：平成10年 9月28日～平成11年 9月17日
６：平成12年10月16日～平成13年 3月23日
７：平成13年 9月 8日～平成15年 2月20日
８：平成15年 5月 6日～平成16年 3月12日
９：平成16年 7月 5日～平成17年 3月30日
１０：平成17年 5月 16日～平成18年3月30日
１１：平成18年 4月 3日～平成19年 3月30日
１２：平成19年 4月 2日～平成20年 3月28日
１３：平成22年10月 1日～平成24年7月31日

令和４年度

2次主冷却系ナトリウム漏えい事故により停止中

安全総点検実施
平成7年度設備点検
平成8・9年度設備点検
平成10・11年度設備点検
平成12年度設備点検
平成13・14年度設備点検
平成15年度設備点検
平成16年度設備点検
平成17年度設備点検
平成18年度設備点検
平成19年度設備点検
平成22年度・23年度設備点検

0

令和４年度

令和４年
４月

５月

６月

７月

８月

高速増殖原型炉もんじゅの状況
1・平成22年5月6日～5月16日
2・平成22年5月8日
3・平成22年5月23日～5月28日
4・平成22年5月24日
5・平成22年6月1日～6月2日
6・平成22年6月2日
7・平成22年6月4日～6月14日
8・平成22年6月4日
9・平成22年6月16日～6月19日
10・平成22年6月16日
11・平成22年7月7日～7月17日
12・平成22年7月7日
13・平成22年7月22日
14・平成22年8月11日～8月17日

９月

１０月

原子炉起動（試運転再開：午前10時36分）
臨界（午前10時36分）
原子炉起動
臨界
原子炉起動
臨界
原子炉起動
臨界
原子炉起動
臨界
原子炉起動
臨界
炉心確認試験終了
燃料交換作業（燃料集合体33体交換）

１１月

１２月

26

Ａループ
主モータ
ﾎﾟﾆｰﾓｰﾀ

１
次
主
冷
却
系

25
28

Ｂループ
主モータ
ﾎﾟﾆｰﾓｰﾀ

25

・１次系ナトリウム（１次主冷却系設備、１次ナトリ
ウム補助設備、１次メンテナンス冷却系設備）のオーバフロータンクおよびダンプタンクへの抜き取り作業（R4.5.1完了）

30

主

Ｃループ

系

主モータ

統

ﾎﾟﾆｰﾓｰﾀ

25

１次メンテナンス
冷却系
の
循環ポンプ

運

Ａループ

転

主モータ

状

ﾎﾟﾆｰﾓｰﾀ

２
態 次
主
冷
却
系

Ｂループ
主モータ
ﾎﾟﾆｰﾓｰﾀ
Ｃループ

・原子炉補助建物内に一時保管用タンクを設置（作業期間：H30.5.16～11.16）
・2次系ナトリウム（2次主冷却系設備、補助冷却設備、2次ナトリウム補助設備、２次メンテナンス冷却系設備）のオーバフロータンクおよびダンプタンク、一時保管用タンクへの抜き取り作業（H30.12.5完了）

主モータ
ﾎﾟﾆｰﾓｰﾀ
２次メンテナンス
冷却系
循環ポンプ：ナトリウム充填：運転

メンテナンス冷却系の循環ポンプについては、定格運転時のみの記載

平成30年3月28日 廃止措置計画認可

プラント状態
原子炉容器内ナトリウム温度 ：約２００℃
１次系ﾅﾄﾘｳﾑ温度：約２００℃

令和５年
１月

２月

３月

15. 新型転換炉原型炉ふげん（平成 15 年３月 29 日運転終了、平成 20 年２月 12 日廃止措置計画認可）※平成 20 年２月 12 日
平成 30 年４月 １日

炉型 ：廃止措置計画の認可を受け、原子炉廃止措置研究開発センターに改組
組織改編により、新型転換炉原型炉ふげんに変更

重水減速沸騰軽水冷却・圧力管型（ＡＴＲ）（１） 概 要Ⅰ．廃止措置作業状況
１．主要施設・設備の解体撤去工事①原子炉建屋内の機器等（Ｂループ側機器等）の解体撤去工事
令和３年３月 22 日から令和４年９月 22 日にかけて、原子炉建屋内Ｂループ側機器等の解体撤去を実施した。
②原子炉建屋内の機器等（大型機器等）の解体撤去工事
令和４年 12 月 26 日から原子炉建屋内大型機器等の解体撤去を実施している。
③原子炉補助建屋内の機器等（廃棄物処理室内の機器等）の解体撤去工事
令和４年 10 月 31 日から原子炉補助建屋にある廃棄物処理室内の機器等解体作業を実施している。
④原子炉補助建屋内の機器等（希ガスコントロールセンタ等）の解体撤去工事
令和４年 11 月 28 日から令和５年２月 14 日にかけて、原子炉補助建屋にある希ガス
コントロールセンタ等の解体作業を実施した。
⑤屋外の機器等（アスファルトタンク等）の解体撤去工事
令和４年 10 月 31 日から令和５年２月 24 日にかけて、屋外にあるアスファルト固化装置のうちアスファルトタンク等の解体作業を実施した。
⑥タービン建屋内の機器等（水素ガス制御盤等）の解体撤去工事
令和４年 10 月 11 日から令和４年 10 月 18 日にかけて、タービン建屋にある水素ガス
制御盤等の解体作業を実施した。
Ⅱ．保守運営状況
令和４年 10 月３日から令和５年３月 24 日にかけて第３回定期事業者検査を実施した。
今定期事業者検査では、原子炉等規制法に基づき廃止措置期間中に性能を維持すべき発電用原子炉施設（性能維持施設）について検査を実施した。

≪参考：これまでの廃止措置作業実績≫
廃止措置作業○第３・４給水加熱器等の解体撤去工事○第５給水加熱器等の解体撤去工事○主蒸気管等の解体撤去工事○タービン補機冷却系熱交換器等の解体○復水器周辺機器等の解体撤去工事○復水器等の解体撤去工事

解体撤去
工事

実施期間

H20. 5.14
H21. 8.21
H20. 7. 4
H21. 1.28
H22．9．6
H23. 9.12
H24. 8.29
H25. 8.30
H26. 5.14○タービン補機冷却水ポンプ等の解体工事
H24.12.17○ブースターポンプ等の解体撤去
H27.10.27○主蒸気系及び隔離冷却系設備等の機器の解体撤去
H28. 9.26○Ａ復水器及び湿分分離器等の解体撤去
H29. 4. 3○Ａディーゼル発電機用消音器の解体撤去
H29.11. 6○Ａディーゼル発電機室換気系の解体撤去
H29.11. 6○主蒸気系及び隔離冷却系設備等の機器の解体撤去
H30. 1.26○原子炉冷却系統施設（シールリーク検出装置等）の解体撤去
H30. 9.25○原子炉格納施設（空気再循環系Ｂ調温ユニット等）の解体撤去
H30. 9.25○原子炉建屋内機器等の解体撤去工事（原子炉周辺設備） R 1. 7. 1
○屋外の機器等の解体撤去工事（炭酸ガス供給設備）
R 1.10. 7○タービン建屋内の機器等の解体撤去工事（遮へい等） R 2. 1.14
○タービン建屋内の機器等（原子炉給水ポンプ室の機器 R 2. 8.24
等）の解体撤去〇原子炉建屋内の機器等（Ｂループ側）の解体撤去工事 R 3. 3.22
○タービン建屋内の機器等（復水系計装ラック等）の解 R 3.12. 6
体撤去工事○原子炉補助建屋内の機器等（重水前処理装置等）の解 R 3.12.13
体撤去工事〇原子炉建屋内の機器等（大型機器等）の解体撤去工事 R 4.12.26〇原子炉補助建屋内の機器等（廃棄物処理室内の機器等） R 4.10.31の解体撤去工事〇原子炉補助建屋内の機器等（希ガスコントロールセン R 4.11.28
タ等）の解体撤去工事〇屋外の機器等（アスファルトタンク等）の解体撤去工 R 4.10.31
事〇タービン建屋内の機器等（水素ガス制御盤等）の解体 R 4.10.11
撤去工事

～
～
～
～
～
～
～
～
～
～
～
～
～
～
～
～
～
～
～
～
～
～

H20.11.26
H22. 2.16
H21. 1.16
H21. 3.11
H23. 3.25
H24. 3.21
H25. 1.29
H26. 2.21
H26. 9.30
H25. 3.15
H28. 5.26
H29. 3.31
H30. 3.23
H30. 1.30
H30. 1.30
H30. 5.25
H31. 3.20
H31. 3.20
R 3. 3.31
R 2. 1.24
R 2. 3.13
R 3. 3.24～ R 4. 9.22
～ R 3.12.23～ R 4. 2.25
実施中
実施中
～ R 5. 2.14
～ R 5. 2.24
～ R 4.10.18

廃止措置作業○重水循環ポンプ用熱交換器のトリチウム除去工事○ヘリウム浄化系等の残留重水回収およびトリチウム除去工事○残留重水回収工事
・重水浄化系等の残留重水回収

実施期間
H20. 5.14 ～ H20.12.19
H21. 1.26 ～ H22.11.30

H21.10. 5
H22.11.24
H22. 9. 6
H23. 5.10
H23. 7.25
H24. 9.27
H25. 7.25～ H22. 3.16
～ H23. 5.20
～ H22.11.12～ H23. 9. 6
～ H24. 3.21
～ H25. 5.28
～ H26. 1.10

H23. 2.21
H24. 2.27
H25. 8.26～ H23. 9.29
～ H26.12.19～ H29. 5.31

H21. 2.16～ H29. 5.31

H21.12.22
H22.12. 1
H27.10.13
H29. 9.19～～～～

H22. 3.25
H23. 3.11
H28. 5.26
H30. 3.23

H29. 9.19
H20. 8. 1
H21. 4. 8
H22. 6.22
H23. 6.23
H24. 6.21
その他
H25. 5.27
H26. 7.30
H27. 6.30
H28. 5.13
H28. 5.13※：原子炉本体からの試料採取技術の実証に向け、試料採取に係る作業準備中

～
～
～
～
～
～
～
～
～
～
～

H30. 3.23
H21. 3.30
H22. 2.26
H23. 3.16
H24. 3.13
H25. 3.15
H26. 2.28
H27. 3.27
H28. 3.31
H28. 9.30
※

汚染除去
工事

・ポイズン供給系等の残留重水回収・劣化重水貯槽等の残留重水回収
・重水貯槽等の残留重水回収
・原子炉建屋内計装機器・配管等の残留重水回収
・原子炉補助建屋内計装機器・配管、原子炉建屋内ドレン配管等の残留重水回収○原子炉補助建屋機器のトリチウム除去
・ポイズン供給系等のトリチウム除去・重水浄化系のトリチウム除去
・劣化重水貯槽、重水貯槽等のトリチウム除去○原子炉建屋機器のトリチウム除去
・カランドリアタンク等のトリチウム除去○放射性腐食生成物の除去工事
・重水循環ポンプ用熱交換器の放射性腐食生成物の除染・ブースターポンプ等の放射性腐食生成物の除去○原子炉建屋機器のトリチウム除去
・重水減衰槽、カランドリアタンクのトリチウム除去○原子炉補助建屋機器のトリチウム除去
・樹脂交換用タンク、軽水貯槽のトリチウム除去○汚染状況等の調査

16．敦賀発電所３、４号機
炉型
定格電気出力：：軽水減速軽水冷却・加圧水型（ＰＷＲ）
153.8 万 kW（３、４号機とも）

（１）

概 要
平成 12 年２月 22 日に事前了解願いが提出された「敦賀発電所３、４号機増設計画」について、平成 14 年６月４日、資源エネルギー庁長官から、敦賀発電所３、４号計画を平成 14 年度の電源開発基本計画に組み入れることについて、知事意見の照会がなされた。
これを受けて県は、平成 14 年６月 13 日、知事意見書において、国において誠意と責任ある対応がされることを前提として、敦賀発電所３、４号機増設計画を電源開発基本計画に組み入れることに異存のない旨を回答した。また、知事意見書に明記した６項目については、要望書として取りまとめ、内閣総理大臣等に要望を行った。
平成 14 年７月 12 日、総合資源エネルギー調査会電源開発分科会が開催され、敦賀発電所３、４号機増設計画を、国の電源開発基本計画に組み入れることが了承され、同年８月
２日、経済産業省は、敦賀発電所３、４号機増設計画の平成 14 年度電源開発基本計画への組み入れを決定した。
平成 14 年 12 月 25 日、県は、敦賀発電所３、４号機増設計画について了解した。その後、日本原子力発電㈱（以下「日本原電」という）は、電力自由化の進展に対応した計画の見直しとして、設計や建設工法の合理化による建設費の低減や、運転開始時期の変更等を行った。
県は、事前了解時に国と日本原電に対して要請した安全確保と地域振興等について、取組状況を確認するとともに、変更後の建設計画に基づき、着実に建設を進めていくことを確認したうえで、平成 16 年３月 29 日、国への原子炉設置変更許可申請手続き、準備工事に係る県への許認可申請手続きを進めることについて了承した。
日本原電は、敦賀発電所３、４号機の増設について、平成 16 年３月 30 日、国に原子炉設置変更許可申請を行うとともに、県に準備工事に必要な各種許認可の申請手続きを行った。なお、３、４号機増設に伴い、敦賀発電所の送受電系統設備の構成を変更することから、敦賀発電所２号機についても、非常用電源設備の受電系統の変更に係る原子炉設置変更許可申請を行った。
平成 16 年７月２日、準備工事開始に必要な許認可手続きが終了したため、護岸・防波堤の構築等の準備工事を開始した。
平成 17 年２月 22 日、旧原子力安全・保安院は、敦賀発電所の敷地周辺の活断層に関する追加調査を行うよう指示した。これを受け、日本原電は、敷地周辺の海上音波探査やボーリング調査などを開始した。

平成 18 年９月 19 日付けで旧原子力安全委員会は「発電用原子炉施設の耐震設計審査指針」等の耐震安全性に係る安全審査指針類を改訂した。これを受け、日本原電は、敷地近傍において精度の高い詳細な調査を行った。これらの対応のため、平成 18 年 11 月 28
日、建設工程の変更を行い、着工時期を平成 22 年 10 月、運転開始時期を平成 28 年３月（３号機）、平成 29 年３月（４号機）とした。
平成 20 年３月 31 日、日本原電は、旧原子力安全・保安院に対し、敦賀発電所３、４号機の安全審査における追加調査結果の報告を行った。
平成 21 年６月９日、準備工事における敷地造成工事が完了し、公有水面埋立法に基づく竣功認可申請を行なった。県は、平成 21 年７月 14 日にこれを認可した。
平成 21 年 10 月 16 日、日本原電は、平成 18 年９月に改訂された「発電用原子炉施設の耐震設計審査指針」の適用、および、これまでの審査実績、設計進捗等の反映のため、国に対し、原子炉設置変更許可の補正申請を行なった。
平成 22 年 10 月 21 日、旧原子力安全・保安院による安全審査が継続中であることから、日本原電は、県および敦賀市に対し、敦賀発電所３、４号機の着工延期に係る報告を行った。
平成 22 年 12 月３日、日本原電は、補正申請後の安全審査の過程において、国から原子炉建屋周辺斜面の地震時におけるすべり安定性に関する指摘があったことを踏まえ、斜面の安定性を更に向上させるための追加工事を行うこととし、原子炉設置変更許可申請の一
部補正を行った。
平成 23 年２月２日、日本原電は、電気事業法に基づく平成 22 年度供給計画変更届出書を国に提出し、敦賀３、４号機の着工時期を平成 22 年 10 月から平成 24 年３月に、営業運転開始時期を３号機は平成 28 年３月から平成 29 年７月に、４号機は平成 29 年３月から平成 30 年７月に変更したとの報告を県に行った。
日本原電は、平成 24 年３月 27 日、経済産業省に平成 24 年度供給計画を届出し、以降の供給計画においては、敦賀発電所３、４号機の着工年月および使用開始年月について、今後の国におけるエネルギー政策、安全規制に係る状況等を踏まえ記載することとしている。
〈敦賀発電所３、４号機の増設計画概要〉
位置
電気出力
原子炉の型式着工

福井県敦賀市明神町１番地
３号機 １５３.８万ｋＷ（原子炉熱出力446.6万ｋＷ）
４号機 １５３.８万ｋＷ（原子炉熱出力446.6万ｋＷ）
改良型加圧水型軽水炉
３号機
４号機

※
※

３号機 ※
４号機 ※
※着工年月および使用開始年月については、今後の国におけるエネルギー
政策、安全規制に係る状況等を踏まえ、供給計画に記載予定。
使用開始年月（２）建設までの経緯
項

目

年

月

日

備

考

県、敦賀市へ事前了解願いを提出

H12. 2.22

環境影響評価書
経済産業大臣へ提出

H13.12.25

第１次公開ヒアリング

H14. 2.22

県、資源エネルギー庁長官へ
知事意見書を提出

H14. 6.13

平成14. 6. 4 資源エネルギー庁長官から増設に係る意見照会

総合資源エネルギー調査会
電源開発分科会

H14. 7.12

電源開発基本計画に組み入れを了承

電源開発基本計画決定

H14. 8. 2

県、敦賀市

事前了解

H14.12.25

申請

H16. 3.30

申請書一部補正

H21.10.16
H22.12. 3

原子炉
設置変更
許可

許可

（---------）

電気工作物変更届（---------）

工事計画認可申請（---------）

工事計画認可（---------）

平成14. 1.16
経済産業大臣から確定通知受領（３）準備工事開始までの経緯
項

目

年

月

日

準備工事開始に係る許認可申請

H16. 3.30

準備工事開始に係る許認可

H16. 6.29

準備工事開始H16. 7. 2

備考17. 主な新規制基準対応工事の実施状況（令和５年７月末現在）＜日本原電＞
規則※１

第８条(火災による損傷の防止)

工事件名
耐火ボード等設置工事
海水ポンプ用電動機
オイルパン設置工事

第９条(溢水による損傷の防止等)

第 33 条(保安電源設備)

内部溢水対策工事

外部電源受電設備
改良工事

第 46 条(原子炉冷却材圧
力バウンダリを減圧するための設備)

第 47 条(原子炉冷却材圧
力バウンダリ低圧時に発電用原
子炉を冷却するための設備)

加圧器逃がし弁等駆動設備設置工事

低圧代替注水ポンプ設置工事(規則第 49,50,51,56 条にも該当)

第 55 条(工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備）

シルトフェンス配備

火災により原子炉施設の安全性が損なわれることを防止するため、安全上重要な機器間に耐火ボード等を設置する。
原子炉補機冷却海水ポンプモータ等について、火災の影響の軽減のため、潤滑油の漏えい拡大防止対策（ドレンパン取付他）を実施する。
原子炉施設内部で発生が想定される溢水に対し、
原子炉施設の安全性を損なうことのないよう、原
子炉施設の安全機能を有する構築物、系統および機器について、防護カバー設置等の溢水対策を実施する。
独立した異なる２つ以上の変電所から受電するため、７７ｋＶ変電設備および受電ラインを新たに設置する。また、津波の影響を受けないように
既設の２７５ｋＶ開閉所設備を防潮堤または防護壁の内側に移設するとともに、気中開閉所設備の一部を耐震性の高いガス絶縁開閉装置（ＧＩＳ）化する。
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に、設計基準
事故対処設備の減圧機能を喪失した場合においても、炉心の著しい損傷および格納容器の破損を防止するため、加圧器逃がし弁用の窒素ボンベを配備するとともに、主蒸気逃がし弁駆動用のコン
プレッサー等を設置し、遠隔操作ができるよう改良する。
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に、原子炉を冷却する余熱除去系統の機能が喪失した場合においても、原子炉の冷却を可能とし、炉心の著し
い損傷および格納容器の破損を防止するため、可搬型低圧代替注水ポンプの配備および常設低圧
代替注水ポンプを設置する。合わせてポンプ接続配管を設置する。
重大事故時に海洋への放射性物質の拡散を抑制するため、取水口・放水口エリアに設置するシルトフェンスを配備する。

進捗状況
(実施中)
敦賀２号機
(実施中)
敦賀２号機
(実施中)
敦賀２号機

(実施中)
敦賀２号機

(実施中)
敦賀２号機

(実施中)
敦賀２号機

(実施中)
敦賀２号機

重大事故等の収束に必要となる水源を速やかに (実施中)確保するため、既設の海水ポンプピットエリア海敦賀２号機(重大事故等の収束に必要となる
水取水源蓋（グレーチング等）を、人力で容易に水の供給設備)(規則第 43 条にも該当)開放できるよう材質等を変更し、軽量化を行う。
直流電源喪失時においても、重要なパラメータを (実施済)
計測制御系機能
第 58 条監視するため、ループ電源機能を持つ可搬式計測敦賀２号機(計装設備）
強化対策器を配備する。
常設モニタリング設備を代替し、さらに発電所周 (実施中)
辺において放射線量及び放射性物質の濃度を監
敦賀２号機
可搬型モニタリング
第 60 条視できる可搬型モニタリング設備を配備する。ま
(監視測定設備)
設備追加配備
た、常設気象観測設備を代替する可搬型気象観測設備を配備する。
※１ 実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則
第 56 条海水ポンプピットエリア海水取水源
蓋改良工事

工事概要

＜関西電力＞
規則※１

工事件名

工事概要

進捗状況

使用済燃料ピットクレ
ーントロリ取外工事

使用済燃料ピットクレーン本体の落下防止対策として、使用済燃料ピットクレーンのトロリを取り外すとともに、耐震補強を行う。

消火水系統バックアップタンク設置工事

既設消火水系統のバックアップとして、基準地震動の見直しを踏まえた消火水系統のタンクおよび配管を新たに設置する。

(実施済)
大飯３、４号機
高浜３、４号機(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜１～４号機
(実施済)
高浜２号機

海水取水設備移設工事

第４条(地震による損傷の防止)

燃料取替用水タンク他
取替工事
制御棒駆動装置耐震
裕度向上工事
原子炉格納容器耐震
裕度向上工事
使用済燃料ピット耐震
裕度向上工事
外部遮へい壁耐震補強工事

第５条（津波による損
傷の防止）

第６条(外部からの衝撃による損傷の防止)耐震安全性向上のため海水取水設備が設置されている海水ポンプ室、海水管トレンチの地盤支持性能を向上させるため、強固な地盤に移設する。
合わせて海水取水ルートを変更する。
基準地震動の見直しを踏まえ燃料取替用水タン (実施済)
ク他の耐震裕度を向上させるため、増板厚タンク
美浜３号機
へ取替えを実施する。
高浜１、２号機(実施済)
基準地震動の見直しを踏まえ制御棒駆動装置の
美浜３号機
中間部を支持するため、耐震補強を実施する。
高浜１、２号機
基準地震動の見直しを踏まえ原子炉格納容器円 (実施済)
筒部の耐震性を向上させるため、原子炉格納容器
美浜３号機
円筒部外面へ補強材を設置する。
基準地震動の見直しを踏まえ使用済燃料ピット (実施済)の耐震性を向上させるため、使用済燃料ピット背
美浜３号機
面側へのコンクリート床の新設、鋼管杭の打設を実施し、背面地盤による拘束力を向上させる。
(実施済)
耐震性向上のため外部遮へい壁の上部および下
美浜３号機部の補強（鉄筋の追加）を実施する。

防潮堤・防護壁設置工事

津波防護対策として、防潮堤・防護壁等を設置する。高浜発電所については、取水路部に防潮ゲートを設置するとともに、放水口周辺の地盤改良を実施する。

竜巻飛来物防護設備
設置工事

設計上想定される竜巻による飛来物等に対し、重要度の高い安全機能を有する機器や建屋を防護するための設備を設置する。

炎感知器等設置工事

火災のさらなる早期検知の観点から炎感知器等を設置する。

ケーブル火災防護対策工事

ケーブル火災発生防止対策として、難燃ケーブルへの引替えおよび防火シート等を設置する。

内部溢水対策工事

地震により耐震裕度が低い機器の全数が破損し、 (実施済)
美浜３号機
系統保有水が漏えいした場合等でも、安全重要設
大飯３、４号機
備に影響を及ぼさないよう、漏えい水（溢水）の
高浜１～４号機伝播経路となる壁貫通部の止水処理や床のドレ
ン目皿への逆流防止対策等を施工する。

第８条(火災による損傷の防止)

第９条（溢水による損傷の防止等)(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜発電所
(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜１～４号機(実施済）
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜１～４号機(実施済)
美浜３号機
高浜１、２号機

規則※１

工事件名

第 12 条格納容器スプレイ
ライン逆止弁設置工事（安全施設）

第 26 条(原子炉制御室等)

第 29 条(工場等周辺における直接ガンマ線等からの防護)

第 33 条(保安電源設備)

自然現象監視カメラ他
設置工事

格納容器上部遮蔽設置工事
非常用ディーゼル
発電機燃料油タンク
増設工事(規則第 57 条にも該当)

統合原子力防災
ネットワーク用衛星
通信サービス追加工事
第 35 条(通信連絡設備)

ＩＰネットワーク
構成変更工事37 条（重大事故等の拡大の防止等）

第 42 条(特定重大事故等対処施設)

原子炉下部キャビティ
防護堰設置工事

特定重大事故等対処施設設置工事

工事概要

進捗状況

格納容器スプレイリングに接続する供給配管のうち、片系列の供給配管が万一破断した場合にも充分なスプレイ水を確保できるよう、逆止弁を設置する。
中央制御室において津波襲来等の自然現象による敷地内設備への影響を把握するため、耐震性を有した建屋等にカメラやケーブルおよび潮位計を設置する。また、大飯発電所について、津波高さの変更を踏まえた潮位計を追加設置する。
重大事故時、スカイシャイン線により屋外放射線量が高くなり、屋外作業が困難になることか
ら、原子炉格納容器の外部遮蔽壁上部に遮蔽を設置する。
非常用ディーゼル発電機用に貯蔵しておく燃料の裕度を確保するため、１ユニットで７日分の連続運転に必要な容量以上を確保するため、燃料油タンクを新規に設置する。

(実施済)
大飯３、４号機

社外連絡の多様性を図るため、統合原子力防災ネットワークに衛星系回線を接続する。

(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜１～４号機(実施済)
高浜１、２号機

(実施済)
美浜３号機
高浜１、２号機
大飯３、４号機(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜発電所
(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜発電所

原子力系電力保安用ＩＰネットワークの通信拠
点を、原子力事業本部・美浜発電所から、新綾部変電所・嶺南変電所へ変更し、地震・津波による拠点同時被災を避ける構成にするとともに、光回線の他にマイクロ無線回線もバックアップとして利用できるよう、通信手段・回線を多様化する。
重大事故時に原子炉下部キャビティに落下した (実施済)
溶融炉心が、コンクリートで覆われていない側面
大飯３、４号機
ライナプレートに直接接触するのを防止するため防護堰を設置する。
意図的な航空機衝突等により炉心を冷却する設 (実施中)
高浜２号機
備等が機能喪失し、炉心に著しい損傷が発生した
場合において、格納容器の破損を防止するために (実施済)
美浜３号機
必要な特定重大事故等対処施設を設置する。
高浜１号機<設置施設>
大飯３、４号機
原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備として、注水設備(ポンプ等)、緊急時制御室、 高浜３、４号機
電源設備(発電機)、原子炉格納容器過圧破損防止
設備(フィルタ付ベント)を設置

規則※１

第 43 条(重大事故等
対処設備)

工事件名

可搬式代替設備の屋外給電・給水用接続口追加設置工事

第 44 条(緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備)ＡＴＷＳ緩和設備
設置工事

第 45 条(原子炉冷却材圧
力バウンダリ高圧時に発電用原
子炉を冷却するための設備)

第 46 条(原子炉冷却材圧
力バウンダリを減圧するための設備)

第 47 条(原子炉冷却材圧
力バウンダリ低圧時に発電用原
子炉を冷却するための設備)

第 48 条(最終ヒートシン
クへ熱を輸送するための設備)

第 49 条(原子炉格納容器
内の冷却等のための設備)

第 50 条(原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備)

可搬式代替直流電源
設備配備(規則第 57 条にも該当)

加圧器逃がし弁制御用
空気代替ライン設置工事

代替低圧注水ポンプ設置工事(規則第 4,49,51,54 条にも該当)

大容量ポンプ追加配備(規則第 50,55 条にも該当)

原子炉補機冷却水
系統窒素供給設備設置工事
格納容器再循環ユニット海水供給配管等設置工事(規則第 4,48,55 条に
も該当)

工事概要

進捗状況

シビアアクシデント対応で設置した可搬式代替
設備の、給電（電源接続盤）用接続口の改造および給水用配管を敷設する。
①給電用接続口は、電源接続盤へのケーブル接続を簡易化するとともに、電源ケーブルは耐震性を有する電線管で敷設する。
②給水用接続口は、給水ホースを使用している箇所について、耐震性を有する配管を敷設し恒設化する。
運転時の異常な過渡変化時において原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は発生した場合において、原子炉を未臨界に移行するための設備（ＡＴＷＳ緩和設備）を設置する。

(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜１～４号機

重大事故等によって常設の直流電源系統が機能喪失した場合、原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための加圧器逃がし弁駆動用として、可搬式代替直流電源を配備する。

(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜１～４号機

全交流電源喪失により制御用空気が喪失した場
合に、中央制御室から加圧器逃がし弁の遠隔操作ができるよう、窒素ボンベおよび交流電源駆動のコンプレッサーを併設し、これらから加圧器逃がし弁作動用空気を供給する配管および弁等を設置する。
原子炉補機冷却水系統の機能および電源が喪失した場合においても、原子炉容器および格納容器スプレイの注水を可能とするため、可搬式および恒設の代替低圧注水ポンプを設置する。なお、基準地震動の見直しを踏まえた耐震裕度向上工事を実施する。
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備として、各発電所に大容量ポンプを３台保有するよう追加配備する。その他、発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備として、各発電所に２台ずつ大容量ポンプを配備する。
格納容器自然対流冷却に必要となる原子炉補機
冷却水の沸騰防止用の窒素加圧配管が使用できない場合に、ボンベなどからの窒素供給を行なう
ため、窒素ボンベと配管を設置し既設の窒素系統に接続する。
格納容器内部を冷却する格納容器再循環ユニッ
トや重要機器の電動機などが冷却できない場合に、海水による冷却を行うため、耐震性を有した
海水供給配管等を設置する。なお、基準地震動の見直しを踏まえた耐震裕度向上工事を実施する。

(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜１～４号機

(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜１～４号機

(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜１～４号機

(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜１～４号機(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜１～４号機(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜１～４号機

規則※１

工事件名

第 52 条(水素爆発による格納容器の破損を防止するための設備)

原子炉格納容器水素処理装置設置工事

第 53 条(水素爆発による
原子炉建屋等の損傷を防止するための設備)

アニュラス等水素濃度計設置工事

使用済燃料ピット
冷却用設備等の配備

第 54 条(使用済燃料貯蔵
槽の冷却等のための設備)

第 55 条(工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備)

使用済燃料ピット他
監視設備改良工事(規則第 58 条にも該当)

シルトフェンス配備

放水砲他配備

空冷式非常用発電装置
遠隔起動化工事

安全系蓄電池増強工事
第 57 条(電源設備)

可搬型代替電源設備（電源車）配備

緊急時用所内電源設備
設置工事

工事概要

進捗状況

シビアアクシデント時に原子炉格納容器内に発生する水素の濃度を低減させるため、電源を必要としない水素処理装置（静的触媒式水素再結合装置）を格納容器内に設置するとともに、水素処理（触媒反応）状況を監視するための温度計を設置する。
シビアアクシデント対応として、格納容器およびアニュラスの水素爆発による損傷を防止するため、炉心損傷事故時に格納容器で発生した水素および格納容器からアニュラスへ漏えいした水素を監視できる設備を設置する。これら設備については耐震性を有した建屋に設置するとともに、ケーブルは耐震性を有する電線管で敷設する。
シビアアクシデント時に使用済燃料ピットの冷却機能や注水機能が喪失し、または使用済燃料ピ
ットの水位が低下した場合において、使用済燃料
ピット内の燃料集合体等を冷却する設備等として、消防ポンプやスプレイヘッダ等を配備する。
中央制御室にて使用済燃料ピットにおける漏えいを検知するため、漏えい検知器を設置するとともに、使用済燃料ピット温度計等を設置する。また、高浜３、４号機については使用済燃料ピット
監視カメラ冷却装置用配管の恒設化を行う。
溶融炉心落下時の冷却に必要な水量を下部キャ
ビティに保有できていること、および格納容器への注水時に重要機器の水没を防ぐための注水停
止水位を監視するための水位計を設置する。

(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜１～４号機

(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜１～４号機

(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜１～４号機(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜１～４号機

(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜１～４号機(実施済)
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するため、 美浜３号機
放水砲およびホースを配備する。
大飯３、４号機
高浜１～４号機
中央制御室から空冷式非常用発電装置を起動／ (実施済)
停止出来るよう改造を行う。また中央制御室から
美浜３号機の通信制御ケーブルは耐震性を有する電線管で大飯３、４号機敷設する。
高浜１～４号機
福島第一原子力発電所事故の技術的知見等を踏 (実施済)
まえ、不要な負荷の切り離しなしで安全系蓄電池
美浜３号機
を８時間使用可能な容量に取り替える。
大飯３、４号機
また、中央制御室から遠隔で切り離しを行う設備
高浜１～４号機を設置する。
交流電源喪失時のバックアップ電源として、１ユ (実施済)
ニットあたり約２台の電源車を配備する。また、 美浜３号機
故障時や保守点検による台数減のバックアップ
大飯３、４号機として発電所全体で約１台の電源車を配備する。 高浜１～４号機(実施済)
電源確保の信頼性向上を図るため、既設建屋の位
美浜３号機
置的分散を図った場所に代替所内電気設備を設
大飯３、４号機置する。
高浜１～４号機
海洋への放射性物質の拡散を抑制するため、取水口（路）および放水口にシルトフェンスを配備す
る。

規則※１

工事件名

第 58 条

第 59 条(原子炉制御室)第 61 条(緊急時対策所)

シビアアクシデント時に炉心損傷や格納容器破損の防止に必要な、ＡＭ監視盤や格納容器スプレ
イポンプ積算流量計伝送器等の耐震対策を施工
する。

進捗状況

(実施済)
美浜３号機
大飯３、４号機
高浜１～４号機(実施済)
原子炉水位計耐震性を有する差圧式原子炉水位計の耐震裕度
美浜３号機
設置工事
向上または新規設置を行う。
大飯３、４号機
高浜１～４号機
全交流電源喪失により制御用空気が喪失した際 (実施済)
アニュラス循環排気系の代替として、窒素ボンベおよび配管を既設の制
美浜３号機
ダンパ作動用空気御用空気系統に接続し、中央制御室でダンパ操作
大飯３、４号機
ライン改良工事ができるようにする。
高浜１～４号機
福島第一原子力発電所事故を踏まえ、緊急時対策 (実施済)所の機能が使用できない場合の代替指揮所（Ａ中
美浜３号機
衛星通信設備
央制御室側など）において、地震発生時でも確実
高浜１、２号機設置工事に通信連絡可能なよう、衛星回線を用いた通信連
大飯３、４号機絡設備を整備する。
高浜３、４号機
耐震性、耐津波性があり、中央制御室と同時に機 (実施済)
能喪失しない隣接中央制御室横他の場所へ緊急
美浜発電所
緊急時対策所
時対策所を設置する。対策要員が７日間留まり、 大飯発電所
整備工事
100mSv を超えないよう必要な放射線防護対策を
高浜発電所(緊急時対策所設置工事※２)実施する。また、パラメータ伝送ラインの耐震化
および移設等を行う。
電気計装設備信頼性向上対策工事

(計装設備)

工事概要※１ 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※２ 耐震構造の建屋を新たに設置

18．原子力発電所に関する特記事項(１) 発電用原子炉施設に係る新規制基準への対応等について
日本原電および関西電力は、平成 25 年７月の新規制基準施行以降、原子力規制委員会に対し、県内の原子力発電所８基＊１の基準適合性に係る申請＊２を行い、これまで敦賀発電所２号機を除く７基の審査が終了している。
＊１：敦賀発電所２号機、美浜発電所３号機、大飯発電所３、４号機、高浜発電所１～４号機＊２：原子炉設置変更許可（設備や体制等の基本設計・方針等の審査）、工事計画認可（原子炉施設の詳細設計の審査）、保安規定変更認可（運転管理、手順、体制等の審査）（高浜発電所１、２号機について)
関西電力は、令和５年５月２日、火災防護（系統分離）対策に係る審査のため、高浜発電所
１、２号機の再稼働時期が、それぞれ６月３日および７月 15 日から遅れる見通しであることを公表した。
その後、関西電力は、６月 21 日、県に対し、高浜１号機の再稼働工程について、燃料装荷を６月 22 日から開始し、７月下旬に原子炉を起動、８月上旬に発送電を開始することとし、再稼働に当たり、これまで実施した集中的な安全確認や総点検に加え、原子力分野以外の技術者による点検を追加して行うことを説明した。これに対し県は、これまでの再稼働プラント以上に念入りな現場点検を行い、スケジュールありきではなく慎重に作業を進めること等を求めた。
また、高浜２号機については、１号機が定格熱出力一定運転に到達した後、再稼働工程を進めるとの説明を受けた。
その後、高浜１号機は６月 22 日から 25 日にかけて燃料装荷を行い、７月 28 日に原子炉を起動した。
（敦賀発電所２号機の審査状況について）
原子力規制庁は、令和４年 10 月 26 日、原子力規制検査の結果、日本原電の改善処置により、調査データのトレーサビリティ等が確保されうる業務プロセスの構築がなされるとともに、確認した範囲においては継続的に品質を確保する取組みがなされていると原子力規制委
員会に報告した。これを踏まえ、規制委員会は審査会合を再開することを決定した。
その後、日本原電は、再開された審査会合に対応しながら審査資料の作成を進めていたとこ
ろ、新たな誤り（薄片試料の作製位置の誤り等）を８件確認したことから令和５年３月 17 日の審査会合において、それらの概要と今後の対応について説明した。
原子力規制庁は、４月５日、原子力規制委員会に対し、審査資料の誤りを巡る経緯を踏まえ、今後の審査を進めるためには設置変更許可申請書として申請内容を適正化させる必要がある
こと等の報告を行った。原子力規制委員会は、日本原電の社長と意見交換を行った上で８月 31
日までに設置変更許可申請の一部補正を求めることとした。
その後、原子力規制委員会は、４月 11 日に日本原電の社長と意見交換を行い、４月 18 日、
日本原電に対して原子炉設置変更許可申請書のうち、敷地内のＫ断層の活動性および原子炉
建屋直下を通過する破砕帯との連続性に関係する部分について８月 31 日までに補正することを求める指導文書を発出した。
（経緯）
令和２年 ２月
令和２年 10 月

令和３年 ７月

令和３年 ８月

原子力規制庁は、破砕帯に係る審査の過程において、審査資料の中でボーリング柱状図の記載が説明なく削除・変更されていることを確認した。
原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合において、日本原電が、原因分析を進めていく方針等を示したことを受け、原子力規制庁は、原子力規制検査の中で、それらの妥当性を確認することとし、立入等を実施（審査会合２回、日本原電本店での検査６回）
原子力規制庁は原子力規制委員に対し経過報告を行い、審査資料作成の過程において、柱状図の位置づけに対する日本原電の関係者間の認識に違いがあったことや、膨大な破砕帯に係るデータを処理するために必要な業務管理が適正に実施できていなかったことが確認されたことなど、原因調査分析状況の確認結果を説明した。
原子力規制委員会は「①調査データのトレーサビリティが確保されること、および、②複数の調査手法により評価結果が審査資料に示される場合はその判断根拠が明確にされること」の２点が、資料作成プロセスとして構築されているかについて優先的に検査を進めることとし、それらが確認されるまでの間は審査会合を実施しないことを決定した。

≪原子力規制委員会へ新規制基準適合性に係る申請を行ったプラント≫（令和５年７月末現在）
発電所
申請
申請日
補正書提出日許認可日
原子炉設置変更許可
H27.11. 5――
敦２号機
工事計画認可―――賀
保安規定変更認可
H27.11. 5――原子炉設置変更許可
H27. 3.17
H28. 5.31，H28. 6.23
H28.10. 5
美H28. 2.29，H28. 5.31
３号機
工事計画認可H27.11.26
H28.10.26
浜
H28. 8.26，H28.10. 7
保安規定変更認可
H27. 3.17
R 元. 7.31
R 2. 2.27
H28. 5.18，H28.11.18
H29. 2. 3，H29. 4.24
H28.12. 1，H29. 4.26
大
H25.
7.
8
３、４号機
工事計画認可H29. 6.26，H29. 7.18
飯＊１
H25. 8. 5
H29. 8.15
保安規定変更認可
H25. 7. 8
H28.12. 1，H29. 8.25
H28. 1.22，H28. 2.10
原子炉設置変更許可
H27. 3.17
H28. 4.12
H27.11.16，H28. 1.22
１、２号機
工事計画認可H27. 7. 3
H28. 2.29，H28. 4.27
H28. 5.27
保安規定変更認可
R 元. 7.31―
H26.10.31，H26.12. 1
原子炉設置変更許可
H25.
7.
8
高
H27. 1.28
浜
H25. 7. 8
H27. 2. 2，H27. 4.15
３号機
H25. 8. 5＊２ H27. 7.16，H27. 7.28
３、４号機
工事計画認可H25. 7. 8
H27. 2. 2，H27. 4.15
４号機
H25. 8. 5＊２ H27. 9.29
保安規定変更認可
H25. 7. 8
H27. 6.19，H27. 9.29
原子炉設置変更許可＊３
R 元. 9.26
R 2. 8.20
１～４号機
工事計画認可＊３
R 2.10.16―＊１：平成 28 年 12 月１日の補正書に平成 25 年８月５日の申請内容を含めたため、取り下げ＊２：平成 27 年 ２月２日の補正書に平成 25 年８月５日の申請内容を含めたため、取り下げ＊３：津波警報が発表されない可能性のある津波への対応に係るもの

原子炉設置変更許可

H25. 7. 8

H29. 5.24
H29. 8.25
H29. 9. 1
H28. 4.20
H28. 6.10
R 3. 2.15
H27. 2.12
H27. 8. 4
H27.10. 9
H27.10. 9
R 2.12. 2
R 3. 2. 8

(２) 特定重大事故等対処施設に関する原子炉設置変更許可申請等について
関西電力は、令和４年６月 10 日、一部工事について、土木工事と電気・機械設備工事の工法を工夫し、並行化することなどで工程の短縮が図れたことから、美浜発電所３号機の特定重大事故等対処施設の運用開始時期を令和４年９月から７月に見直したことを公表し、その後７月 28 日に運用を開始した。
また、関西電力は８月 10 日に大飯発電所４号機、12 月８日に大飯発電所３号機、令和５年７月 14 日に高浜発電所１号機の特定重大事故等対処施設の運用を開始した。
≪特定重大事故等対処施設の設置≫
発電所
申請
原子炉設置変更許可
美３号機
工事計画認可浜
保安規定変更認可
原子炉設置変更許可
大
飯

３、４号機

工事計画認可保安規定変更認可
原子炉設置変更許可

１、２号機

工事計画認可補正書提出日H30. 4.20

R 2. 4. 1，R 2. 5.22

R 2. 7. 8

R 2. 7.10

R 3. 3.24，R 3. 3.31

R 3. 4. 6

R 3. 9.17

R 4. 2.24，R 4. 3.24

R 4. 3.25

H31. 3. 8

R 元.12.26，R 2. 2. 5

R 2. 2.26

R 2. 3. 6

R 2. 4.14，R 2.12.14

R 2.12.22

R 2. 8.26

R 3. 4.30，R 3. 8.13

R 3. 8.24

R 3. 9.17

R 4. 2.24

R 4. 3.24

H28.12.22

H29. 4.26，H29.12.15

H30. 3. 7

H30. 3. 8

H30.10. 5，H31. 2.19
H31. 3.20，H31. 4. 9
H31. 4.19

H31. 4.25

H30.11.16

R 元. 5.31，R 元. 8. 2
R 元. 8.21

R 元. 9.13

H31. 3.15

R 元. 8. 2，R 元. 9.27

R 元.10.24

R 元. 5.31

R 元.12.25，R 2. 2.13

R 2. 2.20

R 4. 5.23

R 4.12. 2

R 5. 1.13

H26.12.25

H28. 6. 3，H28. 7.12

H28. 9.21

工事計画認可H29. 4.26

H30.12.21，H31. 4.26
R 元. 7.17，R 元. 7.30

R 元. 8. 7

保安規定変更認可

R 2. 4.17

R 2. 9. 8，R 2. 9.17
R 2. 9.28

R 2.10. 7

高浜
保安規定変更認可
原子炉設置変更許可
３、４号機（令和５年７月末現在）
許認可日
運用開始

申請日

R 4. 7.28
３号機：
R 4.12.8
４号機：
R 4. 8.10

１号機：
R 5. 7.14
２号機：
R 5. 8 予定

３号機：
R 2.12.11
４号機：
R 3. 3.25□：今期間（R4.4～R5.7）、補正書が提出または認可されたもの
特定重大事故等対処施設は、「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」に基づき、本体施設の工事計画認可から５年間の経過措置期間内に設置することが求められている。
（設置期限）美浜３号機：R3.10.25、高浜１、２号機：R3.6.9、大飯３、４号機：R4.8.24(３) 原子炉設置変更許可申請について（高浜発電所１、２号機の減容した燃料用内挿物の保管場所変更）
原子力規制委員会は、令和４年６月１日、関西電力が令和３年 10 月 11 日に申請した高浜発
電所１、２号機の使用済燃料ピットに貯蔵している減容済みの燃料用内挿物（バーナブルポイズン＊）を専用容器に収納し、蒸気発生器保管庫で保管するため蒸気発生器保管庫の保管対象物の変更等を行う原子炉設置変更を許可した。
＊：中性子吸収物質を金属製の管に封入したもので、原子炉の出力を調整するために燃料集合体に挿入して使用（高浜発電所１、２号機の使用済燃料ピット保管時の燃料の管理方法の変更）
原子力規制委員会は、令和４年 12 月 21 日、関西電力が平成 30 年２月５日に申請した高浜発
電所１、２号機の使用済燃料ピット保管時の燃料の管理方法の変更（未臨界性評価の変更）について、原子炉設置変更を許可した。
（新型転換炉原型炉ふげんの「使用済燃料の処分の方法」の記載内容の変更）
日本原子力研究開発機構は、令和５年７月 28 日、仏国での使用済燃料の再処理により回収される核燃料物質および放射性廃棄物の取扱いについて明確化するため、原子力規制委員会に対し、「ふげん」の「使用済燃料の処分の方法」の記載内容を変更する原子炉設置変更許可申請を行った。

(４) 高浜発電所３、４号機の運転期間延長認可申請について
関西電力は、令和４年９月 22 日、県に対し、令和７年に運転開始から 40 年となる高浜発電所
３、４号機について、40 年以降の運転の検討にあたり、伝熱管内面の応力腐食割れ等が確認される蒸気発生器の取替および大型機器等の点検専用エリアの確保に向けた保修点検建屋の設置を検討していくことを説明した。また、設備の劣化状況の確認、検討を開始し、運転期間延長認可申請の判断を行うこと等を説明した。
これに対し、県は、先行プラントの運転延長認可の際に蓄積されたノウハウを十分活用すること等を求めた。
その後、関西電力は、高浜３、４号機の特別点検および劣化状況評価の結果を踏まえ施設管理方針を策定し、令和５年４月 25 日、原子力規制委員会に対し、運転期間を 60 年とする運転期間延長認可申請および 40 年以降の運転を前提とした保安規定変更認可申請を行った。
(５) 高浜発電所３、４号機の蒸気発生器取替計画、高浜発電所保修点検建屋設置計画に係る事前了解願いについて
令和４年 11 月 25 日、県および高浜町は、関西電力から、高浜発電所３、４号機の蒸気発生器
取替計画および高浜発電所の保修点検建屋設置計画について、「原子力発電所周辺環境の安全確保等に関する協定書」に基づき、事前了解願いの提出を受けた。
令和５年４月 24 日、県および高浜町は事前了解願いについて、国へ原子炉設置変更許可申請を行うことを了承した。これを受け、関西電力株式会社は、令和５年４月 25 日、原子炉等規制法に基づき、原子力規制委員会に対し申請を行った。
県としては、これらの計画について、今後、国の審査結果等を確認していく。
<事前了解願いの概要>
１．蒸気発生器取替計画
高温の１次冷却材中における蒸気発生器伝熱管の応力腐食割れ事象等が発生していることを踏まえ、予防保全対策として蒸気発生器一式を取り替える。また、取り外した蒸気発生器等を保管するため、３号および４号機共用の蒸気発生器保管庫を設置する。
２．保修点検建屋設置計画
１次系大型機器等の点検は、燃料取扱建屋内で行っているが、新規制基準対応で設置した機器等によりエリアが狭くなっていることを踏まえ、設備保全と作業安全の観点から、それらの点検エリアの確保に向け、保修点検建屋を設置する。
(６) 大飯発電所４号機の高経年化対策に係る保安規定変更認可について
関西電力は、原子炉等規制法に基づき、令和５年２月２日に運転開始から 30 年を迎える大飯発電所４号機について、高経年化技術評価を行うとともに長期施設管理方針を策定し、令和３年 12月３日に原子力規制委員会に対し保安規定変更認可申請を行った。
その後、原子力規制委員会は、令和４年８月 24 日、大飯発電所４号機の高経年化対策に係る保安規定変更を認可した。
(７) 高浜発電所３号機用ＭＯＸ燃料（第３回製造分）の発電所到着について
令和４年 11 月 22 日、フランスで製造した高浜発電所３号機用ＭＯＸ燃料 16 体が、高浜発電所に到着した。県および高浜町は、ＭＯＸ燃料輸送容器の荷下ろしの際、輸送容器の放射線量率測定を行い、測定値が法令基準値を満足していることを確認した。
(８) 高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置について①廃止措置計画変更認可申請について
原子力機構は、令和４年６月 28 日、県に対し、令和５年度からの第２段階「解体準備期間」において着手予定のしゃへい体等取出しや発電設備の解体等の具体的な作業内容およびナトリウムの搬出時期等の記載を追加するため、原子力規制委員会に対し、廃止措置計画変更認可申請を行う予定であること等を報告した。
これに対し県は、しゃへい体の取出しについて、燃料の取出しと同様に徹底した安全管理を行うことや本格的な解体作業に当たり、労働安全対策など現場の安全対策を事前に十分検討すること等を求めた。

同日、原子力機構は申請を行い、令和５年２月３日、原子力規制委員会が廃止措置計画変更を認可した。

②もんじゅ廃止措置に係る連絡協議会について
文部科学省は令和５年５月 26 日、「もんじゅ廃止措置に係る連絡協議会」を開催し、令和５年４月から廃止措置計画の第２段階（解体準備期間）となり、６月２日からしゃへい体等の取出し作業を開始すること、７月頃から水・蒸気系等の発電設備の解体撤去に着手すること等を県、敦賀市に説明した。
また、「ふげん」の使用済燃料の仏国への搬出計画について、仏国オラノ社において輸送容器を製造中であるが、調達した材料の特性を踏まえ構成部品の一部の寸法を変更する必要があり、搬出計画を見直す必要があると考えているとの報告があった。文部科学省は、搬出計画の見直しについて、事業者間で協議、検討中であり、遅くとも年内に取りまとめて報告するとしている。
なお、搬出計画の見直しに伴う廃止措置計画全体への影響はなく、廃止措置完了時期の変更もな
いとしている。
これに対し県は、「もんじゅ」の廃止措置を着実に進めるよう、原子力機構を指導・監督すること等を求めるとともに、「ふげん」の使用済燃料搬出計画について、搬出時期の変更は３回目であり県民の不安にもつながると思われることから、関係機関との調整を急ぎ、早期に確実な搬出計画を示すよう求めた。
その後、６月１日、文部科学省と原子力機構から県に対し、しゃへい体等の取出しに使用する機器の点検や動作試験が完了し、６月２日から作業を開始するとの報告があった。これに対し県
は、メーカーも含めた対応体制、関係機関への連絡体制などを改めて確認し、万全の体制で臨むこと等を求めた。
(９) 新型転換炉原型炉ふげんの廃止措置工程の変更について
県は、令和４年８月８日、文部科学省の林大臣官房審議官と原子力機構の板倉副理事長から、「ふげん」の原子炉解体用に設置するプールについて、原子炉との接合部から水が漏れるリスクを大幅に低減させる工法に変更することで更なる安全性の向上を図ることとし、新たな工法の技術開発等を行うため廃止措置工程を７年延ばすとの説明を受けた。
これに対し県は、さらなる延期が起きることのないよう、2030 年からの原子炉の解体に向け、必要な技術を確立させるとともに、今後の廃止措置の工事についても安全上の課題がないか十分に確認するよう求めた。また、2012 年に福島第一原子力発電所事故を踏まえた東海再処理工場の安全対策工事により廃止措置完了時期を５年間延長した経緯があり、延期が繰り返されていることから、県民が不安や懸念を抱かないよう、今回の変更は地元の安全安心の確保に万全を期するものであるという趣旨を丁寧に説明するよう求めた。
その後、原子力機構は、11 月 25 日、原子力規制委員会に対し、廃止措置工程を７年延ばす廃止措置計画変更の届出を行った。
(10) 国のエネルギー政策について（基本政策分科会について）
知事は、総合資源エネルギー調査会基本政策分科会に委員として出席し、エネルギー基本計画
をできるだけ早期に見直すこと、原子力の必要性や重要性について電力消費地をはじめとした国
民理解を促進すること、六ヶ所再処理工場を「2024 年度上期のできるだけ早期」の竣工に向けて政府全体で対応すること、長期保管されている使用済燃料の搬出に向けて国としてどう対応するか考える時期に来ている等の意見を述べた。
（第６次エネルギー基本計画閣議決定以降の開催実績）
令和４年６月 14 日、９月 28 日、11 月 15 日、12 月 16 日、令和５年６月 28 日

（原子力小委員会について）
知事は、総合資源エネルギー調査会原子力小委員会に委員として出席し、原子力政策に関する今後の取組みに対し、運転期間の延長について早期に具体的な審査基準を示すこと、既設炉の安全対策投資について早急に具体的な議論を進める必要があること、六ヶ所再処理工場の早期竣工が不可欠であること等の意見書を提出した。

（第６次エネルギー基本計画閣議決定以降の開催実績）
令和４年２月 24 日、３月 28 日、５月 10 日、５月 30 日、６月 30 日、８月９日、８月 25 日、９月 22 日、10 月 13 日、11 月８日、11 月 28 日、12 月８日、令和５年７月 26 日

(11) 国の原子力政策および高経年化した原子炉の安全規制について
令和４年８月 24 日のＧＸ実行会議で岸田総理がエネルギー政策の検討の加速を指示したことを受け、資源エネルギー庁は、原子力小委員会および基本政策分科会において検討を進め、12 月
22 日のＧＸ実行会議において「ＧＸ実現に向けた基本方針（案）」が示されるとともに、12 月 23
日の原子力関係閣僚会議で「今後の原子力政策の方向性と行動指針（案）」がとりまとめられた。
今回示された新たな方針は、各原子力発電所の高経年化や使用済燃料対策、円滑な廃炉など福井県が当面する原子力の課題に深く関わるものであることから、県は、令和５年１月 18 日に資源エネルギー庁および原子力規制庁から説明を受け、国の考え方を確認した。
その際、県から資源エネルギー庁、原子力規制庁に対し、原子力発電所の運転期間に関して「福井県としては、新たな制度の実際の適用に当たっては、これまでと同様、節目節目で国や事業者から説明を受け、その都度県民の立場に立って厳正に確認し、福井県の原子力行政の３原則（安全の確保、地域住民の理解と同意、地域の恒久的福祉の実現）に基づいて対応していく」との考えを伝えた。
また、資源エネルギー庁への意見として、「確固たる原子力政策の方針を定め、国会審議等を通じ、国民の理解を得られるよう最大限の努力を傾けること。特に、フロントエンドのみならず、
使用済燃料対策、放射性廃棄物の最終処分などのバックエンドの問題についても、国が責任を持って取組みを前に進め、具体的な成果をあげること」等を求めた。
また、原子力規制庁に対しては、「より一層厳格に審査や監視を行うこと。そのためにも現地を含めた組織・人員体制の強化を図ること。県民、国民に丁寧にわかりやすく説明し、説明責任を果たすこと」等を求めた。
(12) 使用済ＭＯＸ燃料再処理実証研究に伴う使用済燃料の搬出について
令和５年６月 12 日、関西電力の森社長から知事に対し、使用済ＭＯＸ燃料再処理実証研究の実施に伴い、県内に貯蔵されている使用済ＭＯＸ燃料約 10 トンおよび使用済ウラン燃料約 190 トン、合計約 200 トンを 2020 年代後半にフランスへ搬出することを決定したとの報告があった。
その際、森社長は使用済燃料が県外に搬出されるという意味で、中間貯蔵と同等の意義があり、2023 年末までの計画地点の確定は達成されたとの認識を示した。また、2030 年頃に 2,000 トンとした中間貯蔵の規模は、原子力発電所９基体制のものであり、現在の７基体制、六ヶ所再処理施設の稼働状況等も考慮し、今後必要に応じて適切な規模に見直していく考えを示した。
その後、６月 19 日、知事が西村経済産業大臣に対し、令和６年度重点提案・要望を行った際、大臣から中間貯蔵に係る計画地点の確定は果たされたと評価できるとの考えが示され、今後、国の考えもしっかりと説明していくとの発言があった。
６月 23 日、資源エネルギー庁の小澤次長から県に対し、「ＧＸ実現に向けた基本方針」やＧＸ
脱炭素電源法の内容、使用済ＭＯＸ燃料再処理実証研究と関西電力の使用済燃料の県外搬出に対する評価等について説明があった。
これに対し県は、「ＧＸ実現に向けた基本方針」、ＧＸ脱炭素電源法で示された原子力活用の方針を踏まえ、エネルギー基本計画見直しの議論をできるだけ早期に開始すること等を求めるとともに関西電力の使用済燃料の搬出について、搬出量 200 トンへの評価や 2030 年頃に 2,000 トン
規模で操業開始する計画が確実に実行されるかといった点について、県民には分かりにくく、具体性に乏しいことから、改めて説明するよう求めた。
(13) 国への個別要請について（経済産業大臣、文部科学大臣への要請）
令和４年 10 月 13 日、知事は、西村経済産業大臣と面談し、将来の原子力の規模とその道筋をはじめ原子力の様々な課題について検討を加速し将来像を明確にすること、中間貯蔵施設について国がこれまで以上に前面に立って一日も早く成果を示すこと等について要請した。
また、同日、知事は、永岡文部科学大臣と面談し、「もんじゅ」「ふげん」について、廃止措置が着実に進むよう引き続き原子力機構の指導・監督を徹底すること、廃止措置の状況等について
地元への丁寧な説明を行うこと等について要請した。