平成18年６月26日
原子力安全対策課(１ ８ － ２ ０ )＜11時記者発表＞

敦賀発電所２号機の原子炉起動と調整運転の開始について（第１５回定期検査）

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２号機（加圧水型軽水炉；定格電気出力116.0万ｋＷ）は、平成
18年４月23日から第１５回定期検査を実施しているが、平成18年６月27日に原子炉を起動し、翌28日に臨界となる予定である。
その後は諸試験を実施し、６月下旬（６月30日頃 ※ ）に定期検査の最終段階である調整運転を開始し、７月下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。
※タービンバランシング作業（調整運転開始前にタービンの回転数を上昇させて振動を測定し、振動が大きい場合には、タービンの車軸におもりを取り付け、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、調整運転の開始が前後する。

１

主要工事等
(1) １次冷却材ポンプ供用期間中検査（図－１参照）
１次冷却材ポンプ供用期間中検査として、４台あるポンプのうちＡポンプについて、主フランジボルト締め付け部の耐圧部の健全性を確認した。
(2) ホウ酸注入ライン試験用弁撤去工事（図－２参照）
平成17年６月に発生したホウ酸注入ライン分岐管に設置された試験用弁（テストコネクタ弁）下流閉止栓（スウェージロック）からの漏えいを踏まえ、試験用弁４個のうち、今後使用する予定のない３個を撤去した。

-1-

(3) 炉内照射試験片取出工事（図－３参照）
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。
(4) 原子炉容器フランジシート面修繕工事（図－４参照）
原子炉容器フランジシート面にわずかな面荒れが認められたため、肉盛溶接による補修を実施した。

２

設備の保全対策(1) １次冷却材管内構造物の流体振動に係る点検（図－５参照）
本年１月、流体振動に関する新しい技術基準が施行されたことを踏
まえ、配管内に設置されている温度計ウェル（さや管）など円柱状構造物の振動評価を行った結果、流体振動が発生する可能性があると評価された１次冷却材系統の温度計ウェル（８本）について、超音波探傷検査を実施し、健全性を確認した。
＊：各電力事業者においては、平成７年12月の「もんじゅ」事故を踏まえ、配管内に設置されている温度計ウェルなどについて、当時の知見をもとに評価していた。その後、日本機械学会において「配管内円柱状構造物の流力振動評価指針」が整備され、本年１月に技術基準として適用されたことを受けて、改めて評価を実施した。

(2) 原子炉容器管台溶接部等の応力腐食割れに係る点検（図－６参照)国内外ＰＷＲプラントにおいて、6 0 0系ニッケル基合金溶接部の応力腐食割れ事象に鑑み、溶接部に6 0 0系ニッケル基合金が使用されている原子炉容器上部ふた管台全数（74本）およびＤ－蒸気発生器冷却材入口管台について、外観目視点検や超音波探傷検査を実施し、健全性を確認した。
(3) 高サイクル熱疲労割れに係る点検（図－７参照）
本年１月、高温水と低温水の混合による温度ゆらぎを主要因とする高サイクル熱疲労割れに関する新しい技術基準が施行されたことを踏
まえ、高サイクル熱疲労割れが発生する可能性のある箇所について評価を行った結果、点検を必要とする箇所はなかった。
＊：平成15年９月の泊発電所２号機での再生熱交換器胴側出口配管の損傷事例を受け、敦賀発電所２号機では、前回定期検査において、高サイクル熱疲労割れが発生する可能性があると評価された５箇所について超音波検査を実施し、異常のないことを確認した。その後、日本機械学会において「配管の高サイクル熱疲労に関する評価指針」が整備され、本年１月に技術基準として適用されたことを受けて、今回、改めて評価を実施した。

-2-

(4) ２次系配管の点検他（図－８、９参照）①美浜発電所３号機事故を踏まえ、２次系配管 1,168箇所 ※１ について超音波による肉厚測定を行った。その結果、復水器につながるドレン集合配管で微小な貫通穴１箇所と、次回定期検査までに計算必要厚さを下回ると評価された部位２箇所が確認された。
これを踏まえ、類似の147箇所を追加して点検した結果、計算必要厚さを下回っている部位が１箇所確認された。
貫通穴１箇所と追加点検で計算必要厚さを下回っていた１箇所、および予防保全として減肉が認められる４箇所の合計６箇所を、炭素鋼から耐食性に優れたステンレス鋼の配管に取り替えた。
また次回定期検査までに計算必要厚さを下回ると評価された２箇所と予防保全として減肉が認められる４箇所の合計６箇所について、配管内面の肉盛溶接補修を行った。これらの箇所は、次回定期検査で取り替える計画である。
※１：今定期検査開始時には 1,120 箇所を計画していたが、敦賀１号機他での点検結果を踏まえ 48 箇所を追加し、合計 1,168 箇所とした。

②運転中の本年３月に漏えいが認められたＢ－タービン動主給水ポンプ用ブースタポンプ出口配管部について切断し調査した結果、配管内面で減肉が認められ、溶接部では溶け込み不良が認められた。これらのことから、今回の漏えいは、配管内面の減肉が進展し、溶接不良部から漏えいしたものと推定された。
対策として、当該部を炭素鋼からステンレス鋼の配管に取り替えた。
この事象を踏まえ、追加で55箇所を点検した結果、減肉が認められた12箇所について予防保全として配管内面の肉盛溶接補修を行った。
これらの箇所は、次回定期検査で取り替える計画である。
③当初の作業計画に基づき、過去の点検で減肉が確認されていた３箇
所、保守性・作業性を考慮して４箇所、合計７箇所 ※２ を炭素鋼からステンレス鋼もしくは低合金鋼の配管に取り替えた。
※２：上記②の漏えい箇所１箇所を含む。

以上をまとめると、今定期検査では、合計 1,370 箇所の肉厚測定を行い、13箇所を取り替え、18箇所は配管内面の肉盛溶接補修を行った。
(5) 中央制御室への蒸気浸入に係る点検（図－10参照）
美浜発電所３号機事故で、中央制御室につながるケーブルトレイや壁貫通部等のシール施工が不適切であった箇所から中央制御室に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386箇所を点検し、シール施工が不適切な２箇所を含む31箇所について補修を実施した。

-3-

３

蒸気発生器伝熱管の渦流探傷検査結果
４台ある蒸気発生器の伝熱管全数(既施栓間を除く13,049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。
※敦賀発電所２号機については、前回定期検査より、検出性を向上させたマルチコイル型 (インテリジェント) ＥＣＴ装置を導入している。

４

燃料集合体の取替え燃料集合体全数 193 体のうち、93体（うち80体は新燃料集合体）を取り替えた。
燃料集合体の外観検査(９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19年

６

夏頃

その他
美浜発電所３号機の主復水配管修繕工事における配管刻印問題に関連し、実機での確認が必要と評価された８箇所について点検を行った結果、配管刻印は材料検査記録と合致しており、消失・打ち替え等がないことを確認した。

問い合わせ先(担当：藤内)
内線2354・直通0776(20)0314

-4-

図－１
一次冷却材ポンプ供用期間中検査
概要一次冷却材ポンプの供用期間中検査として、４台あるポンプのうちＡポンプについて、主フランジボルト締め付け部の耐圧部に異常がないことを確認しました。

一次冷却系概略系統図
Ａ蒸気発生器

Ｂ～Ｄ
蒸気発生器へ原子炉

Ｂ～Ｄ一次冷却材ポンプより

点検対象

Ａ一次冷却材ポンプ

一次冷却材ポンプ構造図

モータ

主フランジボルト締め付け部の目視検査をしました。

主フランジボルトポンプ
主フランジ

一次冷却材出口

一次冷却材入口5

図－２
ホウ酸注入ライン試験用弁撤去工事
概要＜安全注入系概略図＞
平成１７年６月に発生したホウ酸注入ライン※の分岐管に設置された試験用弁下流の閉止栓（スウェージロック）からの漏えいを踏まえ、当該試験用弁４個のうち、今後使用する予定のない３個を撤去しました。
※：非常用炉心冷却設備の一つで、事故時に中性子を吸収するホウ酸を原子炉に注入する系統

概略系統図

Ｃ蒸気発生器：撤去範囲
原子炉
Ｃ一次冷却材ポンプ漏えい試験用加圧ライン（第２逆止弁の機能確認時に使用する仮設ライン）

試験用弁
Ａループへ
ホウ酸注入ライン
第２逆止弁
ほう酸注入タンク

試験用弁
Ｂループへ

試験用弁
Ｄループへ
充てん／高圧注入ポンプより

試験用弁

弁撤去前

切断箇所

４個ある試験用弁のうち３個を撤去し、閉止栓を溶接しました。
弁撤去後

母管外径：８９．１ｍｍ

既設配管外径：４２．７ｍｍ

溶接
閉止栓

撤去
範
囲

Ｈ１７．６ 閉止栓（スウェージロック）からの漏えい箇所

弁・配管撤去後、閉止栓を既設配管と溶接しました。

6

図－３
炉内照射試験片取出工事
概要

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計画的に取り出しました。同試験片は、今後、民間試験機関にて破壊試験等を行います。

原子炉容器概要図

原子炉容器
カプセル（取り出し済）
カプセル

カプセル

炉 心

炉心そう
熱遮へい体
カプセル（取り出し済）

カプセル

カプセル

原子炉容器断面図
取出し対象

原子炉容器概要図

カプセルには、原子炉容器母材等の衝撃試験片、引張試験片等が収納されており、炉内より取り出し、今後民間試験機関にて、中性子照射による金属材料の脆化を評価して、原子炉容器の健全性を確認します。

7

図－４
原子炉容器フランジシート面修繕工事
概要

原子炉容器フランジシート面にわずかな面荒れが認められていたため、肉盛溶接による補修を実施しました。

面荒れ状況概略図

原子炉容器拡 大 図

面荒れ箇所を補修（箇所数は点検による）母材（上部ふたフランジ側）
約１７０㎜
約４８０㎜

Ｏリング
外側Ｏリング直径：約４．６ｍ
内側Ｏリング直径：約４．５ｍ

フランジボルト

約１６㎜

原子炉外

原子炉内

面荒れ箇所
クラッド※
厚み：５．５㎜

母材（胴フランジ側）※：原子炉容器内表面には、母材（低合金鋼）の腐食防止のため、ＳＵＳ材を肉盛溶接している。

8

図－５
一次冷却材管内構造物の流体振動に係る点検概要

本 年 １月 より新 しい技 術 基 準 が施 行 されたことを踏 まえ、配 管 内 に設 置 されている温概ウ ェ要度計ル（さや管 ）等 の円 柱 状 構 造 物 の流 体 振 動 評 価 ※を行 った結 果 、流 体 振 動 が発 生 する可 能 性 があると評 価 された一 次 冷 却 材 系 統 の温 度 計 ウェル（８本 ）について、超 音 波 探 傷 検 査 を実 施 し、異 常 がないことを確 認 しました。
※ ： 平 成 ７ 年 １ ２ 月 の 国 内 で の 損 傷 事 例 を 踏 ま え 、配 管 内 に 設 置 さ れ て い る 温 度 計 ウ ェ ル な ど に つ
いて、当時の知見をもとに評価していましたが、その後、日本機械学会において「配管内円柱状構造物の流力振動評価指針」が整備され、本年１月に技術基準として適用されたことを受けて、改めて評価を実施しました。

概略系統図
蒸気発生器

原子炉

【点検対象】
一次冷却材温度計ウェル（低温側）
各 ループ２台 、合 計 ８台

一 次 冷 却 材 ポンプ

一 次 冷 却 材 温 度 計 ウェル
測温抵抗体
温度計ウェル

超音波探傷検査箇所

管台

温 度 計 ウェルより測 温
抵抗体を抜いた後、超音波 探触 子 を挿入し、超音波探傷検査を実施した。

約 １２４㎜

溶接

約 ２３５㎜
隙 間 ０．２㎜
約 ６９㎜
約 １３３㎜
一次冷却材管
穴 の直 径 ２２．５㎜
約 ４１㎜

温度計ウェル外径２２．１㎜

9図－６
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

国内外ＰＷＲプラントにおいて、６００系ニッケル基合金溶接部の応力腐食割れ事象に鑑み、溶接部に６００系ニッケル基合金が使用されている原子炉容器上部ふた管台全数（７４本）及びＤ蒸気発生器冷却材入口管台について、外観目視点検や超音波探傷検査を実施し、異常がないことを確認しました。

概要図

加圧器
蒸気発生器

原子炉容器一次冷却材ポンプ

Ｄ蒸気発生器入口管台検査概要（超音波探傷検査）

制御棒駆動装置用管台検査概要（外観目視検査）
制御棒駆動装置用管台（材質：６００系ニッケル基合金）

低合金鋼

超音波探傷範囲
ステンレス鋼外観目視検査原子炉容器ふた（材質：低合金鋼）

バタリング部（材質：インコネル６００系）

６００系ニッケル基合金溶接部

バタリング部（材質：インコネル６００系）

水の流れ

６００系ニッケル基合金溶接部
ステンレス鋼ステンレス鋼

管台点検箇所
点検箇所
管台
点検方法

原子炉容器
入口
出口
Ｂ Ｃ Ｄ Ａ Ｂ Ｃ

加圧器
安全弁
スプレ
イ弁
Ａ Ｂ Ｃ

蒸気発生器
入口出口
Ｂ Ｃ Ｄ Ａ Ｂ Ｃ

上部
ふたＡ

外観目視点検◎● ● ● ● ● ● ● ● ●－－ ● ●●●● ● ● ● ● ● ● ●超音波探傷検査－○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ －－－ ● ●●●○ ○ ○ ◎ ○ ○ ● ○Ｄ

底部逃がし弁

サージＡ◎ ：今回定期検査で実施○：次回定期検査以降実施●：点検実施済み
－：対象外

10Ｄ

図－７
高サイクル熱疲労割れに係る点検
概要本 年 １ 月 よ り 、高 温 水 と 低 温 水 の 混 合 に よ る 温 度 ゆ ら ぎ を 主 要 因 と す る 高 サ
イル熱疲労割れに関する新しい技術基準が施行されたことを踏まえ、高サ
概 ク要イクル熱疲労割れが発生する可能性のある箇所について評価※を行った結おう 果、点検をする必要がある個所はありませんでした。
※：平成１５年９月の国内での損傷事例を踏まえた、原子力安全・保安院からの指示に基づき、前回定期検査で高サイクル熱疲労割れが発生する可能性があると評価さ れ た ５ 箇 所 に つ い て 超 音 波 検 査 を 実 施 し 、異 常 の な い こ と を 確 認 し た 。そ の 後 、
日 本 機 械 学 会 に お い て「 配 管 の 高 サ イ ク ル 熱 疲 労 に 関 す る 評 価 指 針 」が 整 備 さ れ 、本年１月に技術基準として適用されたことを受けて、改めて評価を実施した。

概略系統図
蒸気発生器

高温水
原子炉

低温水

一 次 冷 却 材 ポンプ

高温水

低温水

余熱除去ポンプ

余熱除去冷却器

高温水：（ 例 ） 高 温 水 と 低 温 水 の 合 流 部
高温水と低温水の合流部で高サイクル熱疲労割れが発生する可能性がある箇所。

11

図－８
二次系配管の点検等
点検概要
今定期検査において、合計１，３７０箇所について超音波検査（肉厚測定）を実施した結果、計算必要厚さを下回っている箇所が２箇所、次回定期検査までに計算必要厚さを下回る可能性があると評価された箇所が２箇所確認された。
点 検 対 象 部 位 （ ）内は定検開始時点
総数
未点検部位
３，５１６
４７８（３，５１６）
（４７８）
１，２４３
５，０９４※１（５，０７３）（１，２２２）
１，７２１
８，６１０※１（８，５８９）（１，７００）

主要点検部位その他部位
合計

今回点検実施部位（ ）内は定検開始時点
１，１６６（１，０４７）
２０４（７３）１，３７０※２（１，１２０）

今回点検実施後の点検未実施部位
３※３
１，０９８
１，１０１

※ １ 復水器につながるドレン集合配管に微小な貫通穴が確認された事象を踏まえ２３箇所追加、スケルトン図と現場とを照合した結果２箇所減少した。
※ ２ 当初計画の 1,120 箇所に合計 250 箇所を追加し、1,370 箇所の点検を実施した。
・敦賀１号機他での点検結果を踏まえ 48 箇所追加
・復水器につながるドレン集合配管で微小な貫通穴が確認された事象を踏まえ 147 箇所追加
・Ｂ－タービン動主給水ポンプ用ブースタポンプ出口配管から漏えいが認められた事象を踏まえ 55 箇所追加
※ ３ コンクリート内、又は狭隘部であり、測定が不可能な部位（３箇所）

対策概要

今定期検査では、１３箇所の配管を取り替え、１８箇所について肉盛補修溶接を行った。
① 計算必要厚さを下回っていた箇所（２箇所）
配管取替（炭素鋼⇒ステンレス鋼）② 次回定期検査までに計算必要厚さを下回る箇所（２箇所）
肉盛補修溶接○減肉傾向が認められた箇所（予防保全）③配管取替（炭素鋼⇒ステンレス鋼：４箇所）④肉盛補修溶接（１６箇所）⑤過去の点検で減肉が確認(３箇所)<当初計画>
配管取替（炭素鋼⇒低合金鋼・ステンレス鋼）⑥作業性を考慮（２箇所）＜当初計画＞
配管取替（炭素鋼⇒ステンレス鋼）⑦配管の保守性を考慮（２箇所）＜当初計画＞
配管取替（炭素鋼材⇒低合金鋼）［系統概略図］

Ａ蒸気発生器

タービン動補助給水ポンプより②④

スチーム
コンバータへ

高圧タービン

⑤
給水制御弁
バイパス弁

低圧タービン

①③

蒸気発生器
給水制御弁

主復水器
ＴＴ

原子炉容器へ⑦

湿分分離加熱器

④
低圧駆動
蒸気止め弁

高圧給水加熱器（第１～第４）

その他
ドレン系
より

Ｔ
Ｔ
Ｔ

主蒸気ドレン系
等より①(A 系)③(B 系)

Ｔ
低圧駆動
加減弁

④

その他
ドレン系
より

復水ポンプ
高圧駆動
蒸気止め弁
主復水器へ

高圧駆動
加減弁

給水ブースタポンプ

タービン動
主給水ポンプ脱気器

凡：復 水 系 統：主 蒸 気 系 統：ド レ ン 系 統

例④⑤⑥：給 水 系 統：抽 気 系 統：取替箇所、補修箇所

12

低圧給水加熱器（第１～第４）

復水脱塩塔（第１～第４）

図－９「Ｂ―タービン動主給水ポンプ用ブースタポンプ出口配管からのわずかな漏えい」について
概略系統図
Ａ蒸気発生器

湿分分離加熱器
給水制御弁

高圧タービン

低圧タービン

復水器

原子炉容器へ高圧給水加熱器

復水ポンプ

脱気器
復水ブースタポンプ

主給水ポンプ

低圧給水加熱器（第１～第４）

主給水ポンプ概略系統図

復水脱塩塔＜当該部隔離後＞Ａ高圧給水加熱器へ
Ｂ高圧給水加熱器へ

Ａ―タービン動主給水ポンプ

タービン動主給水ポンプ用
ブースタポンプ

Ａ１

凡例

Ｂ―タービン動主給水ポンプ用
ブースタポンプ出口配管

復水器より※漏えい確認後、Ｂタ

Ａ２

ービン動主給水ポンプ

電動弁「開」

から、Ａ，Ｂ電動主給水ポンプ（２台）へ運転

電動弁「閉」

Ｂ１を 切 替 える と と もに 、Ｂ―タービン動主給水ポンプ

空気弁「調整開」

当該部を隔離した。
Ｂ２

手動弁「開」

今定期検査において切断して調査した結手動弁「閉」

Ａ電動主給水ポンプ

果、配管内面で減肉

Ａ電動主給水ポンプ用
ブースタポンプ

ポンプ
水の滴下箇所

Ｂ電動主給水ポンプ

漏えい発生のメカニズムが認められ、溶接部では溶け込み不良が認められた。

Ｂ電動主給水ポンプ用
ブースタポンプ

溶接部
減肉部分

溶け込み不良
補強板

水のにじみ

流れ方向

溶接ガス抜き穴

材質：炭素鋼
溶け込み不良流れ方向

合流部で流れの乱れが生じる部分
流れ方向

材質：炭素鋼［接合部分断面図］

・合流部で流れの乱れが生じ、補強板内側の配管および溶接部の表面に減肉が発生・進行。
・減肉により溶接部の溶け込み不良が内表面に露出し、溶け込み不良が外面側まで繋がっていたため、漏えいが発生し、溶接ガス抜き穴から、滴下。

13図－１０中央制御室への蒸気浸入に係る点検概要

国内プラントにおいて発生した、中央制御室につながるケーブルトレイ及び電線管の壁貫通部等のシール施工が不適切であった箇所から中央制御室への蒸気浸入事象に鑑み、中央制御室貫通部等３８６箇所のシール施工状況を点検した結果、不適切な２箇所を含む３１箇所について補修を実施しました。

点検箇所概要図［建屋平面図］［建屋側面図］

原子炉補助建屋

3FL
タービン建屋原子炉補助建屋

原子炉建屋

2FL

原子炉建屋

ケーブル処理室

2FL

蒸気

中央制御室
制御盤
1FL

1FL

B1FL

B1FL

B2FL

B2FL

1FL

ケーブル処理室：貫通部点検箇所

B1FL

蒸気タービン建屋：建屋貫通部：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

原子炉補助建屋からケーブル処理室への貫通部

ケーブル処理室から中央制御室への貫通部

目視点検箇所のイメージ
原子炉補助建屋
電線管

目視点検箇所のイメージ

ケーブル処理室

中央制御室
目視点検

制御盤

ケーブル

シール部
ケーブルトレイ

目視点検

ケーブル処理室
目視点検

シール部
電線管

ケーブル
ケーブルトレイ14

ケーブル