原子力発第０４０９４号
平成１６年７月９日

愛 媛 県 知 事
加 戸 守 行殿

四 国 電 力 株 式 会 社
取締役社長 大 西淳

伊方発電所第１，２号機洗浄排水蒸発装置移送配管からの漏えい他５件に係る報告書の提出について

平成 16 年５月１日に発生しました伊方発電所第１，２号機洗浄排水蒸発装置移送配管からの漏えい他３件、また、平成 15 年に発生しました伊方発電所第２号機低圧タービングランド蒸気圧力計の検出配管継ぎ手部からの漏えい他１件につきまして、その後の調査結果がまとまりましたので、安全協定第 10 条第４項及び第 11 条第２項に基づき、別添のとおり報告いたします。
今後とも伊方発電所の安全・安定運転に取り組んでまいりますので、ご指導賜りますようお願い申しあげます。
以上

伊方発電所第２号機
余熱除去系統配管のひびについて

平成１６年７月
四国電力株式会社

１．件

名伊方発電所第２号機

余熱除去系統配管のひびについて

２．事象発生の日時
平成１６年 ５月２０日
３．事象発生の設備
余熱除去設備

９時３０分頃（確認）

余熱除去系統配管

４．事象発生時の運転状況
第１７回定期検査中（平成１６年４月２１日より）５．事象の概要
伊方発電所第２号機第１７回定期検査において、余熱除去系統の配管取替工事で、再使用する余熱除去系第二入口弁（２−８７０１Ｂ）の出入口接続配管の健全性を確認するため、液体浸透探傷検査（以下、「ＰＴ」という）を実施したところ、５月２０日９時３０分頃に１箇所に有意な指示を確認した。
なお、本事象による環境への放射能の影響はなかった。
（添付資料−１）
６．調査結果（１）外観およびＰＴ結果
・有意な指示が認められた箇所は２−８７０１Ｂ出口側配管であり、溶接線から約８０ｍｍ離れた位置であった。
・配管外表面には、内部流体の析出物やテープ等の付着物は認められなかった。
・ＰＴを実施した結果、巾約３０ｍｍ、長さ約５０ｍｍの範囲に、最大長さ６ｍｍの線状指示と多数の点状の指示（最大で直径約１．５ｍｍ）が認められた。また、指示が認められた範囲は、ほぼ長方形であり、テープが貼り付けられていたような形状であった。
（添付資料−２）（２）破面等調査
ひびの状況を破面観察等により詳細調査を実施した結果、以下のことが確認された。
・配管内面からのＰＴの結果、有意な指示は認められなかった・ひび部の破面観察の結果、ひびの破面は外表面側ほど濃い褐色であり、外表面で発生し進展したものと推定された。
（添付資料−３）・断面ミクロ観察及び破面観察の結果、ひびの深さは最大のもので配管外表面から２．７ｍｍのところまで進展していたが、計算上必要厚さの４．
２６ｍｍは満足しており、強度上問題となるものではなかった。
また、ひびの形態は粒内割れであり、枝分かれした微小な分岐が多く認められ塩化物応力腐食割れの特徴を示していた。
（添付資料−４）1

・ひび部の電子線マイクロアナライザ（ＥＰＭＡ）による破面分析の結果、分析したひびの起点部、中央部、先端部に塩素が認められた。
（添付資料−５）以上からひびの原因は塩化物応力腐食割れと推定される。
（３）運転状況の調査
余熱除去系統は、原子炉起動・停止操作時及び原子炉停止中に常温（約３０℃）〜約１８０℃の範囲で使用することから、塩化ビニールテープから塩素イオンが熱分解・残留する可能性のある１００℃〜２５０℃の領域に該当する。
（４）保修状況の調査
今回ひびが発見された箇所は平成１３年の第１５回定期検査において付着物調査を実施しているが、テープ（テープ跡）は発見されていない。
ＰＴで有意な指示が認められた箇所に付着物は認められなかったが、ＰＴ指示が認められた範囲がほぼ長方形であり、テープが貼り付けられていたような形状であったことから、これまでの保修においてテープを完全に除去した可能性について調査した結果、以下のことが判明した。
・これまでにも事例があるが、２号機建設当時は塩化ビニールテープを配管識別用として使用しており、当該部にテープを貼り付けた可能性がある・当該部は保温が施工されており、保温を外してテープを完全に除去するのは、定期検査時の配管の供用期間中検査（以下、「ＩＳＩ」という）が考えられる
・当該部近傍の溶接線は、ＩＳＩとして計画的にＰＴを実施しているが、その際にはＰＴを行う溶接線の前後約３ｃｍについて、前処理作業として表面磨きを行うとともに、前後約２０ｃｍ程度の範囲については入念な付着物等の除去及び洗浄液による洗浄を行っており、テープが洗浄範囲内にあれば、間違いなく除去される・当該部はＩＳＩ対象の溶接線から約８ｃｍと近接しており、ＰＴ作業の洗浄範囲に含まれている
・当該溶接線は、平成８年の第１１回定検時にＩＳＩとしてＰＴ作業を実施している以上から、建設中にテープが配管識別用として貼り付けられ、その後、平成８年の第１１回定期検査時のＩＳＩに伴うＰＴ作業の際、テープを完全に除去したものと考えられる。

2

７．推定原因
本事象は、・ひびには、塩化物応力腐食割れの特徴である枝分かれした粒内割れが認められ、破面には塩素の付着が認められたこと
・ＰＴ指示範囲は長方形でテープが貼り付けられていたような形状であり、建設中に配管識別用として塩化ビニールテープを貼り付けられたと考えられること
・当該配管には原子炉起動・停止操作時に高温水が流れることから建設中に配管識別用として貼り付けられた塩化ビニールテープが、その後の原子炉起動・停止に伴う高温水の通水により熱分解し、塩化物応力腐食割れが発生したものと推定される。
なお、第１５回定期検査（平成１３年）からは、１号機充てん配管の漏えい事象を受けて、テープ類を完全に除去しＰＴを実施することを徹底するとともに、付着物調査を行ってきたが、それ以前の第１１回定期検査（平成８年）のＩＳＩでのＰＴ作業の際に、当該部位のテープを完全に除去してしまったため、付着物調査時にはその痕跡を発見できなかったものと推定される。

８．類似事象の調査
ＩＳＩ作業のように付着物を完全に除去する可能性のある作業について調査を実施した結果、配管取替工事が抽出された。
すなわち、配管取替工事においても既設配管と新設配管の溶接部ではＩＳＩと同様にＰＴ作業を行うため、既設配管の付着物を除去する可能性がある。
その他の作業において付着物を発見しテープを取り外したとしても、以下のとおりＩＳＩ作業のように付着物を完全に除去することはないので、これまで実施してきた付着物調査で発見可能である。
・テープが高温になると配管表面にこげた状態で付着するため、簡単な手入れや洗浄では完全に除去できない・テープを単に取り外しただけでは糊の成分が残留し、経時的に変色して付着物が残る

９．伊方２号機で実施する対策（１）ひび割れの認められた当該部位について、配管を取替えた。
（２）今回の事象及びこれまでに発生した塩化ビニールテープによる塩化物応力腐食割れ事象の調査結果に基づき、・塩化ビニールテープによる塩化物応力腐食割れの可能性があり、かつ、・テープ類を完全に除去したままで健全性を確認していない可能性がある箇所を抽出し、全数について配管の調査・点検を行った。
（添付資料−６）3

今回抽出された２９６箇所（溶接部数）全数についてＰＴを実施した結果、異常は認められなかった。
（添付資料−７）（３）塩化物応力腐食割れの可能性はないが漏えいが発生すると原子炉の運転に支障を及ぼす系統及び放射能を含む系統については、現在計画的に点検中のものと併せ、次々回定検終了までに、（２）項と同様の点検又は配管の取替を実施することとする。
なお、今回定検にて格納容器スプレイ系統の２３箇所（溶接部数）についてＰＴを実施し、異常の無いことを確認した。
（添付資料−７）
10．伊方１，３号機の対策
１，３号機についても、現在計画的に点検中のものと併せ、次々回定検終了までに、２号機と同様の点検又は配管の取替を実施することとする。

以4

上添付

資料

添付資料−１

伊方発電所２号機余熱除去系統概略図

添付資料−２

配管外表面の液体浸透探傷検査結果

添付資料−３

破面観察結果添付資料−４（１／２）

ひびの深さ調査結果

添付資料−４（２／２）

ひびの深さ調査結果

添付資料−５電子線マイクロアナライザ（ＥＰＭＡ）
分析画像（き裂先端部）

添付資料−６（１／２）

点検範囲の考え方

添付資料−６（２／２）

水平展開フロー

添付資料−７

今回定検（２−１７）での調査・点検結果

5添付資料−１

伊方発電所２ 号機余熱除去系統概略図

原子炉格納容器

蒸気発生器Ｂ

蒸気発生器Ａ
加圧器

原子炉容器

余熱除去系統

1次冷却材
ポンプＢ

1次冷却材
ポンプＡ

余熱除去 余熱除去冷却器Ｂ
ポンプＢ

余熱除去ポンプＡ

余熱除去冷却器Ａ

抽出ライン

当該箇所
配管切断箇所

配管切断箇所弁

材質： ステンレス鋼
外径： 約２１６ｍｍ
肉厚： 約８ｍｍ
配管取替範囲既設品再使用範囲

配管取替範囲添付資料−２

配管外表面の液体浸透探傷検査結果
今定検配管取 の替範囲

2-8701B0゜(上)今定検
配管取 の替範囲

270°

流れ方

90゜

PT 指示部

向PT指示箇所

原子

格
炉

納

容器

ＰＴ指示観察状況

20ｍｍ

内180°(下)天を 0°とし上流側より下流側を見て時計回りとする。

指示部拡大指示部ℓ2

円形指示90°MAX1.5Φ
約 50ｍｍ2‑8701B

以下多数点在約 50ｍｍℓ5180°(下)流れ

約 80ｍｍ

約 30ｍｍ270°
天を 0°とし上流側より下流側を見て時計回りとする。

ℓ3

ℓ4
ℓ2
ℓ6

約 30ｍｍ

主な指示模様添付資料−３

PT 指示箇所

切り出し

上半分
切断位置

下半分

内表面ＰＴ 写真

外表面ＰＴ 写真（ 切断位置）
観察時の加工による延性破面

外表面
ひび

内表面

破面観察図

添付資料−４（１／２）

ひびの深さ調査結果

表面

断面

き裂３

き裂２

き裂１

〈配管仕様〉
材質：ステンレス鋼（ＳＵＳ３０４ＴＰ）
外径：２１６．３ｍｍ
内径：１９９．９ｍｍ
肉厚：８．２ｍｍ

計算上必要厚さ：４．２６ｍｍ
き裂部位

き裂部の残留厚さ

備考（ｍｍ）
き裂１５．８

添付資料‐４（２／４）

き裂２５．６

添付資料‐４（３／４）

き裂３７．１

添付資料‐４（４／４）

配管内表面

配管断面

配管外表面

8.2mm

5.8mm

2.42.4mm

き裂１5.6mm

2.78.3mm

2.7mm

き裂２7.1mm

1.28.3mm

1.2mm

き裂３

添付資料−４（２／２）

ひびの深さ調査結果

添付資料−５

検出されず

CaMnO

検出されず

CSiCl
Cr

Ni

（き裂先端部）

Fe

破面拡大画像Na

電子線マイクロアナライザ（ＥＰＭＡ）分析画像

添付資料−６（１／２）

点 検 範 囲 の 考 え 方
１．調査・点検の範囲
今回の事象及びこれまでに発生した塩化ビニールテープによる塩化物応力腐食割れ事象の調査結果に基づき、①塩化ビニールテープによる塩化物応力腐食割れの可能性がある系統
・１００〜２５０℃で加熱されるライン及び２５０℃以上で短時間（累計３００時間以内）加熱されるライン（系統区分：Ａ）
・高温配管に接続され、高温流体が流入する可能性があるライン（系統区分：Ｂ）②塩化物応力腐食割れ発生の可能性はないが漏えいが発生すると原子炉の運転に支障を及ぼす系統及び放射能を含む系統（系統区分：Ｃ）のうち、テープ類を完全に除去したままで健全性を確認していない可能性がある箇所について配管の調査・点検を行う。
具体的には①，②の範囲の系統のうち、１号機充てん配管の漏えい事象を受けてテープ類を完全に除去し、ＰＴを実施することを徹底した平成１３年より前の定期検査（初回〜第１４回定検）でＩＳＩを行っている箇所及び配管取替を行っている箇所を対象とする。
「添付資料−６（２／２）参照」
２．調査・点検の方法
以上の対象箇所について次の方法により点検を行う。
定期検査時のＩＳＩはＰＴ又は超音波探傷検査（ＵＴ）を実施しており、検査対象箇所は溶接線前後に約２０ｃｍ程度の範囲について付着物の除去及び洗浄を行うことから、安全側に余裕を見て溶接線前後それぞれ約５０ｃｍの範囲について、テープ跡等の付着物の有無を点検するともに配管外表面全面のＰＴを実施する。
ただし、溶接線の片側が弁の場合、その弁本体は配管のようになめらかではなく、もし、テープを取外したとしてもテープ跡を完全に除去することはできず目視で確認できるため、弁側は弁本体部を除いた範囲についてＰＴを実施する。
また、配管取替範囲のうち既設配管との取り合い部についてはＩＳＩ同様の作業を行うことから同様の点検を行う。

添付資料−６（２／２）
水平展開フローステンレス配管

テープＳＣＣ＊の可能性がある系統

Ｎ･100〜250℃で加熱されるﾗｲﾝ及び 250℃以上で短時間(累計 300 時以内)加熱されるﾗｲﾝ（系統区分：Ａ）･高温配管に接続され、高温流体が流入する可能性のあるﾗｲﾝ（系統区分：Ｂ）
Ｙ

塩化物応力腐食割れの可能性はないが漏えいが発生すると原子炉の運転に支障を及ぼす
系統および放射能を含む系統（系統区分：Ｃ）

ＹＹ*テープ SCC：塩化ビニールテープに

平成１２年の充てん配管テープ SCC 事象
以前にテープを除去した可能性がある

よる塩化物応力腐食割れ

Ｎ･テープを除去する作業としてはＩＳＩ及び配管取替がある･1 号充てん配管テープ SCC 事象以前はテープを取外したままで健全性確認をしていない可能性があるため対象とする

ＹＮ

上記事象以降に配管取替実績なし

Ｙ
上記事象以降配管表面のＰＴを実施していない

Ｎ

配管取替工事の耐圧に備え配管表面のPT を実施している場合は対象外とする

Ｙ

今回定検で点検

計画的に点検テープＳＣＣの可能性がある系統
系統区分：Ａ及びＢ

塩化物応力腐食割れの可能性はないが漏えいが発生すると原子炉の運転に支障を及ぼす系統および放射能を含む系統
系統区分：Ｃ

対象外

Ｎ

添付資料−７

今回定検（２−１７）での調査・点検結果

調査・点検対象系統

対象箇所数
有意なＰＴ指示数
点検完了 系統区分（溶接部の数）
※１
※４
範囲
※２

余熱除去ライン

全範囲

Ａ

191

0

余剰抽出ライン

全範囲

Ａ

40

安全注入テストライン

全範囲

Ｂ

14

ほう酸注入ライン

全範囲

Ｂ

540

加圧器安全弁・逃がしライン

全範囲

Ｂ

330

格納容器スプレイポンプミニマム
フローライン※３

全範囲

Ｃ

23−319合計296※１： 系統区分
Ａ：１００〜２５０℃で加熱されるライン及び２５０℃以上で短時間（累計３００時間以内）加熱されるライン
Ｂ：高温配管に接続され、高温流体が流入する可能性があるライン
Ｃ：塩化物応力腐食割れ発生の可能性はないが漏えいが発生すると原子炉の運転に支障を及ぼす系統及び放射能を含む系統※２： Ｈ１３年より前にテープを除去した可能性がある箇所※３： 今後、計画的に点検する範囲のうち今回実施した範囲（系統区分：Ｃ）※４： ＰＴ：液体浸透探傷検査

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