JANSI-VIP-41－第 5 版

ＢＷＲ炉内構造物点検評価ガイドライン［一般点検］(第５版)

2022 年 12 月

一般社団法人原子力安全推進協会

炉内構造物等点検評価ガイドライン検討会

はじめに

我が国の原子力発電所では，安全・安定運転を確保するため，炉内構造物等の健全性を確認あるいは保証することが，重要な課題となっています。本ガイドラインは，このような重要性に鑑み，損傷発生の可能性のある構造物について，点検・評価・補修等に関する要領を提案するものです。
2000 年に（社）火力原子力発電技術協会に発足した「炉内構造物等点検評価ガイドライン検討会」は，2007 年より日本原子力技術協会に継承され，さらに 2012 年 11 月の日本
原子力技術協会の改組に伴い，炉内構造物等点検評価ガイドライン検討会は，原子力安全推進協会に発展的に継承され，活動を継続しています。また，検討会での審議を経て制定する「炉内構造物等点検評価ガイドライン」は，関係者の利便性向上を図るため，関連情報と併せ協会ホームページより公開しています。
本ガイドラインの策定にあたっては，常に最新知見を取り入れ，見直しを行っていくことを基本方針としています。この方針に則り，現行版の発行後も最新知見の調査及び収集に努めることといたします。検討会では，点検評価ガイドライン（個別及び一般）の改訂審議の都度，国内外の運転実績に関する情報活用と，点検評価手法の在り方について議論を重ねており，その成果をガイドラインのなかに反映しつつあります。今後も継続的な改善提案に取り組み，より効果的な保全活動への合理的な資源配分を目指すことも検討課題といたします。
原子力発電の位置づけは地球温暖化防止のためにも重要であり，その具体化施策として原子力発電所の長期的な安全・安定運転への期待は高まりつつあります。本ガイドラインが原
子力産業界で活用され，原子力発電所の安全・安定運転の一助になることを期待しております。
最後に，本ガイドラインの制定にあたり，絶大なご助言を賜りました学識経験者，電力会
社，メーカの方々等，関係各位に深く感謝いたします。

2022 年 12 月

炉内構造物等点検評価ガイドライン検討会
委 員

長

望月

正人

ＢＷＲ炉内構造物点検評価ガイドライン
改訂履歴ガイドライン名：一般点検

改訂年月

版

改訂内容

2002 年 3 月

初版発行

2015 年 3 月

第 2 版発行

2017 年 3 月

一般点検対象機器・部品の考え方，安全第 3 版発行 機能，対象機器・部品追加，表現等の見直し2018 年 3 月

第 4 版発行 ABWR の点検対象の明確化

2022 年 3 月

第 4 版追補2022 年 12 月

第 5 版発行 点検範囲の明確化

備考

一部の ABWR 機器構造図の追加。ほか見直し

給水スパージャ，低圧注水スパージャ（ABWR）の記載の適正化※ 改訂の詳細は参考資料 2 参照

ガイドラインの責任範囲
このガイドラインは，原子力安全推進協会に設置された炉内構造物等点検評価ガイ
ドライン検討会において，専門知識と関心を持つ委員と参加者による審議を経て制定されたものである。
原子力安全推進協会はガイドライン記載内容に対する説明責任を有するが，ガイドラインを使用することによって生じる問題に対して一切の責任を持たない。またガイドラインに従って行われた点検，評価，補修等の行為を承認・保証するものではない。
従って本ガイドラインの使用者は，本ガイドラインに関連した活動の結果発生する問題や第三者の知的財産権の侵害に対し補償する責任が使用者にあることを認識して，このガイドラインを使用する責任を持つ。

炉内構造物等点検評価ガイドライン検討会

委員名簿（2022 年 12 月現在，順不同，敬称略）
委員長

望月

正人

大阪大学

委員

笠原

直人

東京大学

委員

竹田

陽一

東北大学

委員

西本

和俊

大阪大学名誉教授

委員

水谷

義弘

東京工業大学

委員

森下

和功

京都大学

委員

堂崎

浩二

東北大学

委員

浅山

泰

日本原子力研究開発機構

委員

古川

敬

発電設備技術検査協会

幹事

今井

直人

東京電力ホールディングス（株）

幹事

棚橋

晶

関西電力（株）幹事

寺門剛

日本原子力発電（株）

委員

渡辺

健介

北海道電力（株）

委員

新藤

智也

東北電力（株）

委員

神長

貴幸

東京電力ホールディングス（株）

委員

稲垣

哲彦

中部電力（株）

委員

網谷

宏和

北陸電力（株）

委員

天野

洋一

関西電力（株）

委員

荒芝

智幸

中国電力（株）

委員

松原

克幸

四国電力（株）

委員

木元

健悟

九州電力（株）

委員

町田

栄治

日本原子力発電（株）

委員

高村

賢也

電源開発（株）

委員

内山

好司

日立ＧＥニュークリア・エナジー（株）

委員

三橋

忠浩

東芝エネルギーシステムズ（株）

委員

和地

永嗣

三菱重工業（株）

委員

新井

拓

電力中央研究所

委員

関

委員

成宮

祥介

原子力安全推進協会

参加者

小林

広幸

EPRI International, Inc.

参加者

町田

秀夫

(株)テプコシステムズ

事務局

大畑

仁史

原子力安全推進協会

事務局

佐藤

寿志

原子力安全推進協会

弘明

原子力安全推進協会

BWR 炉内構造物点検評価ガイドライン［一般点検］
目第1章

基本的な考え方

第2章

点検対象

次

...........................................................

1.................................................................

2

2.1

対象機器・部品............................................................

2

2.2

対象範囲

..................................................................

2

2.3

機器・部品毎の具体的な点検範囲............................................

6...................................................

6.......................................................

7

2.3.1

シュラウドサポート

2.3.2

炉心シュラウド

2.3.3

上部格子板

...........................................................

8

2.3.4

炉心支持板

...........................................................

9

2.3.5

ICM ハウジング

2.3.6

CRD ハウジング及び制御棒案内管.......................................

11

2.3.7

炉心スプレイ配管及びスパージャ.......................................

12

2.3.8

ジェットポンプ.......................................................

13

2.3.9

LPCI カップリング

2.3.10

燃料支持金具2.3.11

アクセスホールカバー

2.3.12

給水スパージャ及び低圧注水スパージャ

2.3.13

差圧検出／ほう酸水注入ライン

2.3.14.......................................................

10....................................................

14.........................................................

15.................................................

16.................................

17.........................................

18

蒸気乾燥器

...........................................................

19

2.3.15

気水分離器...........................................................

20

2.3.16

ガイドロッド.........................................................

21

2.3.17

ヘッドスプレイノズル

2.3.18監視試験片支持ブラケット，.................................................

バスケットホルダ及びカプセルバスケット...............................

23.......................................

24

2.3.19高圧炉心注水配管及びスパージャ

2.3.20

原子炉冷却材再循環ポンプ差圧検出配管

2.3.212.3.22
第3章

22.................................

25

炉心支持板差圧検出配管...............................................

26

原子炉冷却材再循環ポンプ.............................................

27.........................................................

28

点検方法及び周期

3.1

点検方法

..................................................................

28

3.2

点検時期

..................................................................

28.....................................................................

28

第4章

評価

i

解

説
（解説 1-1） 一般点検の考え方.................................................

（解説 1-2） 本ガイドラインの適用にあたって（解説 1-3） 安全機能...................................

29.........................................................

29（解説 2-1） 点検対象機器・部品...............................................

（解説 2-2） 点検対象とする機器・部品の代表範囲

46...............................

48...........................................

48（解説 3-1） 点検方法.........................................................

49（解説 3-2） 点検時期.........................................................

49（解説 2-3） 国内外の最新知見の反映

参

29

考

資

料

参考資料 1 一般点検ガイドライン整備の現状と課題について参考資料 2 改訂経緯....................... 参 1-1........................................................... 参 2-1

参考資料 3 BWR 炉内構造物点検評価ガイドライン[一般点検]の概要
参考資料 4 引用文献.................. 参 3-1........................................................... 参 4-1

ii

第1章
(1)

基本的な考え方本ガイドラインは，沸騰水型原子炉(BWR：Boiling Water Reactor)の炉内構造物における一般点

検の点検範囲，点検周期，点検方法等について規定したものである（解説 1-1～1-3）。
なお，BWR には従来型の BWR に加え，改良型 BWR（ABWR）を含む。
(2)

一般点検は，安全機能を有する機器・部品であって，個別点検＊１で想定している経年劣化事象以外の要因による損傷やその兆候を検出するため，合理的な点検，評価を行うものである。また，安全機能を有しない機器・部品についても，発電所運転継続や設備保護上重要なものは，一般点検の対象とする（解説 1-1，1-3）。一般点検・個別点検の対象機器・部品の選定フローを図 1-1 に示す。
＊１：個別点検は，安全機能を有する機器・部品において，運転期間中損傷発生の可能性のある有意な経年劣化事象を検出し，構造健全性を維持するために，点検・評価（必要に応じて是正処
置）を行うもの。

(3)

一般点検の結果，安全機能の阻害あるいは安全機能低下の兆候が認められた場合は，一般点検の範囲拡大，間隔短縮，方法見直し，個別点検追加等を検討する。また，異常が認められない状況が継続する場合は，国内外プラントの点検実績，研究成果等の知見も加味した見直し検討を行う。

炉内構造物

無
安全機能の有無

有

運転継続，設備保護上重要

有意な劣化事象
の有無＊
有

無

非該当

該当

*：予防保全実施済の場合は「有意な劣化事象無」に分類

個別点検対象（一般点検も行う）

一般点検対象図 1-1 一般点検・個別点検対象機器・部品の選定フロー

- 1 -

点検対象外

第2章
2.1

点検対象
対象機器・部品
安全機能を有する機器・部品，及び発電所運転継続や設備保護上重要な機器・部品を対象とする。

前章の図 1-1 の選定フローに基づく一般点検の対象機器・部品を表 2.1-1 に示す，また，その設
置位置を図 2.1-1，図 2.1-2 に示す（解説 2-1）。
2.2

対象範囲
点検対象の機器・部品の代表となる接近可能な溶接部を含めた範囲とする。形状・寸法及び使用条件が類似の機器・部品が複数ある場合，又は対称性がある場合には，その代表となる範囲とする。なお，対象範囲は運転期間中に変更せず，定点サンプリングとする。機器・部品毎の点検対象
範囲を 2.3 節に示す（解説 2-2）。

- 2 -表 2.1-1
番号

一般点検対象機器・部品＊1

点検対象機器・部品

点検範囲

BWR＊3

ABWR＊3

1

シュラウドサポート

2.3.1 項○○2

炉心シュラウド2.3.2 項

○

○

3

上部格子板

2.3.3 項

○

○

4

炉心支持板

2.3.4 項○○5

ICM ハウジング＊2

2.3.5 項○○6

制御棒案内管2.3.6 項○○7

CRD ハウジング＊2

2.3.6 項○○8

炉心スプレイ配管及びスパージャ

2.3.7 項○9

ジェットポンプ

2.3.8 項○10

LPCI カップリング

2.3.9 項○11

燃料支持金具2.3.10 項○

12

アクセスホールカバー

2.3.11 項○

13

給水スパージャ2.3.12 項○

14

低圧注水スパージャ2.3.12 項

15

差圧検出／ほう酸水注入ライン

2.3.13 項

○

16

蒸気乾燥器

2.3.14 項

○

○

17

気水分離器

2.3.15 項○○

18

ガイドロッド2.3.16 項○○

19

ヘッドスプレイノズル

2.3.17 項○○

20

監視試験片支持ブラケット，バスケット
ホルダ及びカプセルバスケット＊2

2.3.18 項○○

21

高圧炉心注水配管及びスパージャ

2.3.19 項○

22

原子炉冷却材再循環ポンプ差圧検出配管

2.3.20 項○

23

炉心支持板差圧検出配管

2.3.21 項○

24

原子炉冷却材再循環ポンプ

2.3.22 項

○

○

○
○

＊1：本表の各機器・部品について，図 2.1-1，2 の構造図に設置位置を示す。
＊2：これらの機器・部品について，本書では一般点検の対象として記載する。
＊3：該当する機器・部品に「○」印を記載する。

- 3 -ヘッドスプレイノズル

蒸気乾燥器
ガイドロッド給水スパージャ

気水分離器

LPCI カップリング
炉心スプレイ配管
炉心スプレイスパージャ
ジェットポンプ

上部格子板

燃料支持金具炉心シュラウド
制御棒案内管

炉心支持板

差圧検出／
ほう酸水注入ライン

アクセスホールカバー
シュラウドサポート

CRD ハウジング

ICM ハウジング

図 2.1-1

BWR 炉内構造物構造図- 4 -蒸気乾燥器

ガイドロッド

気水分離器
給水スパージャ低圧注水スパージャ
高圧炉心注水スパージャ
上部格子板

高圧炉心注水配管
炉心シュラウド
燃料支持金具

炉心支持板

制御棒案内管

炉心支持板差圧検出配管

原子炉冷却材再循環
ポンプ差圧検出配管

原子炉冷却材再循環ポンプ

シュラウドサポート
ICM ハウジング

CRD ハウジング

図 2.1-2

ABWR 炉内構造物構造図

- 5 -

2.3

機器・部品毎の具体的な点検範囲

2.3.1 シュラウドサポート
シュラウドサポートの点検範囲を図 2.3.1-1 に示す。
①

シュラウドサポートレグ
代表のシュラウドサポートレグ１本の内外面②

シュラウドサポートプレート及びシュラウドサポートシリンダ
点検対象としたシュラウドサポートレグ１本に対応する角度分のシュラウドサポートプ
レート及びシリンダの内外面

点検範囲

シュラウドサポートシリンダ

シュラウドサポートプレート

シュラウドサポートレグ

原子炉圧力容器

点検対象の機器・部品を

図 2.3.1-1 シュラウドサポートの点検範囲

- 6 -

で示す。

2.3.2

炉心シュラウド
炉心シュラウドの点検範囲を図 2.3.2-1 に示す。
・高さ方向は，全長・RPV 周方向の角度は，2.3.1 項のシュラウドサポートの点検範囲
・炉心シュラウド内外面

スカート
シュラウドヘッド接続部材
LPCI バッフルプレート
上部格子板支持部材

シュラウドサポートの点検角度に合わせた点検
角度範囲

シュラウド本体

RIP ガイドレール（ABWR）

点検対象の機器・部品を

図 2.3.2-1 炉心シュラウドの点検範囲

- 7 -

で示す。

2.3.3

上部格子板
上部格子板の点検範囲を図 2.3.3-1 に示す。
・高さ方向は，上部格子板全高・RPV 周方向の角度は，2.3.1 項のシュラウドサポートの点検範囲

シュラウドサポートの点検角度に合わせた点検
角度範囲

点検対象の機器・部品を

図 2.3.3-1 上部格子板の点検範囲

- 8 -

で示す。

2.3.4炉心支持板
炉心支持板の点検範囲を図 2.3.4-1 に示す。
・高さ方向は，全高・RPV 周方向の角度は，2.3.1 項のシュラウドサポートの点検範囲

天板

ホールドダウンボルト

リム胴
シュラウドサポートの点検角度に合わせた点検角度範囲
点検対象の機器・部品を

図 2.3.4-1 炉心支持板の点検範囲

- 9 -

で示す。

2.3.5

ICM ハウジング
ICM ハウジングの点検範囲を図 2.3.5-1 に示す。
・代表の 1 体（ICM ハウジング及び ICM 案内管）
・当該案内管に取り付くスタビライザバーを含む

炉心支持板

ICM案内管

スタビライザバー

ICMハウジング

肉盛座
スタブチューブ（ABWR）

原子炉圧力容器

点検対象の機器・部品を
図 2.3.5-1 ICM ハウジングの点検範囲- 10 -で示す。

2.3.6

CRD ハウジング及び制御棒案内管
CRD ハウジングの点検範囲を図 2.3.6-1 に示す。下記の外面とする。
・代表の 1 体（CRD ハウジング及び制御棒案内管）
・CRD ハウジング外面

燃料支持金具

炉心支持板

制御棒案内管

CRDハウジング
スタブチューブ

原子炉圧力容器

点検対象の機器・部品を

図 2.3.6-1 CRD ハウジング及び案内管の点検範囲- 11 -で示す。

2.3.7

炉心スプレイ配管及びスパージャ
炉心スプレイ配管及びスパージャ（BWR）の点検範囲を図 2.3.7-1 に示す。
・代表の炉心スプレイスパージャ 1 体及びこれに接続する炉心スプレイ配管（支持部材含む）

炉心スプレイ配管
原子炉圧力容器

炉心スプレイスパージャ

炉心シュラウド

点検対象の機器・部品をで示す。

図 2.3.7-1 炉心スプレイ配管及びスパージャの点検範囲- 12 -

2.3.8ジェットポンプ
ジェットポンプ（BWR）の点検範囲を図 2.3.8-1 に示す。
・代表の１組

ジェットポンプビーム

ノズル
インレットミキサ

ライザーブレース
ブラケット

ライザ管
計測用配管

ディフューザ

点検対象の機器・部品を

図 2.3.8-1 ジェットポンプの点検範囲- 13 -で示す。

2.3.9LPCI カップリング
LPCI カップリング（BWR）の点検範囲を図 2.3.9-1 に示す。
・代表の 1 体

図 2.3.9-1

LPCI カップリングの点検範囲- 14 -

2.3.10

燃料支持金具

燃料支持金具の点検範囲を図 2.3.10-1 に示す。
・代表の中央燃料支持金具 1 体及び代表の周辺燃料支持金具 1 体

中央燃料支持金具

炉心支持板

制御棒案内管

周辺燃料支持金具
炉心支持板

点検対象の機器・部品を

図 2.3.10-1 燃料支持金具の点検範囲- 15 -で示す。

2.3.11

アクセスホールカバー

アクセスホールカバー（BWR）の点検範囲を図 2.3.11-1 に示す。
・代表の 1 体・ボルト締結タイプは，ボルトを含む。

アクセスホールカバー

ボルト
炉心シュラウドシュラウドサポートプレート

点検対象の機器・部品を

図 2.3.11-1 アクセスホールカバーの点検範囲- 16 -で示す。

2.3.12

給水スパージャ及び低圧注水スパージャ

給水スパージャ及び低圧注水スパージャの点検範囲を図 2.3.12-1 に示す。
・代表のスパージャ 1 体・エンドブラケット等の付属部品を含む

エンドブラケット
スパージャ

点検対象の機器・部品をで示す。

図 2.3.12-1 給水スパージャ及び低圧注水スパージャの点検範囲- 17 -

2.3.13

差圧検出／ほう酸水注入ライン

差圧検出／ほう酸水注入ライン（BWR）の点検範囲を図 2.3.13-1 に示す。
・炉内の部分の全範囲

差圧検出管

炉心シュラウド

ほう酸水注入管

シュラウドサポート

原子炉圧力容器

点検対象の機器・部品を
図 2.3.13-1 差圧検出／ほう酸水注入ラインの点検範囲- 18 -で示す。

2.3.14

蒸気乾燥器

蒸気乾燥器の点検範囲を図 2.3.14-1 に示す。
・代表 90°領域

図 2.3.14-1 蒸気乾燥器の点検範囲- 19 -

2.3.15

気水分離器

気水分離器の点検範囲を図 2.3.15-1 に示す。
・代表 90°領域

図 2.3.15-1 気水分離器の点検範囲- 20 -

2.3.16

ガイドロッドガイドロッドの点検範囲を図 2.3.16-1 に示す。
・代表の１体（支持部材含む）

ガイドロッド

点検対象の機器・部品を

図 2.3.16-1 ガイドロッドの点検範囲- 21 -で示す。

2.3.17

ヘッドスプレイノズル

ヘッドスプレイノズルの点検範囲を図 2.3.17-1 に示す。
・炉内の部分の全範囲

ヘッドスプレイノズ

点検対象の機器・部品を

図 2.3.17-1 ヘッドスプレイノズルの点検範囲- 22 -で示す。

2.3.18

監視試験片支持ブラケット，バスケットホルダ及びカプセルバスケット

監視試験片支持ブラケット，バスケットホルダ及びカプセルバスケットの点検範囲を図 2.3.181 に示す。
・代表の１体の全範囲

原子炉圧力容器

上部監視試験片支持ブラケットバスケットホルダ

カプセルバスケット

原子炉圧力容器下部監視試験片支持ブラケット

カップ

パイプ

フロント
ブラケット
原子炉圧力容器

フロントブラケット

点検対象の機器・部品をで示す。

図 2.3.18-1 監視試験片支持ブラケット，バスケットホルダ及びカプセルバスケットの点検範囲（上図：BWR の説明，下図：ABWR の説明）

- 23 -

2.3.19

高圧炉心注水配管及びスパージャ

高圧炉心注水配管及びスパージャ（ABWR）の点検範囲を図 2.3.19-1 に示す。
・代表の高圧炉心注水スパージャ１体及びこれに接続する配管（支持部材含む）

高圧炉心注水配管

高圧炉心注水スパージャ

原子炉圧力容器原子炉圧力容器
高圧炉心注水配管

点検対象の機器・部品をで示す。

図 2.3.19-1 高圧炉心注水配管及びスパージャの点検範囲- 24 -

2.3.20

原子炉冷却材再循環ポンプ差圧検出配管

原子炉冷却材再循環ポンプ差圧検出配管（ABWR）の点検範囲を図 2.3.20-1 に示す。
・代表の１体について，炉内の部分の全範囲（支持部材含む）

原子炉冷却材再循環ポンプ
差圧検出配管

炉心シュラウドシュラウドサポート

原子炉圧力容器
点検対象の機器・部品をで示す。

図 2.3.20-1 原子炉冷却材再循環ポンプ差圧検出配管の点検範囲- 25 -

2.3.21

炉心支持板差圧検出配管

炉心支持板差圧検出配管（ABWR）の点検範囲を図 2.3.21-1 に示す。
・代表の１体について，炉内の部分の全範囲（支持部材含む）

炉心支持板

炉心シュラウド
炉心支持板差圧検出配管

シュラウドサポート

原子炉圧力容器

点検対象の機器・部品をで示す。

図 2.3.21-1 炉心支持板差圧検出配管の点検範囲- 26 -

2.3.22

原子炉冷却材再循環ポンプ

原子炉冷却材再循環ポンプ（ABWR）の点検範囲を図 2.3.22-1 に示す。
・代表の１組について，炉内の部分の全範囲

羽根車

ディフューザ
原子炉圧力容器
シュラウドサポート

点検対象の機器・部品を

図 2.3.22-1 原子炉冷却材再循環ポンプの点検範囲- 27 -

で示す。

第3章
3.1

点検方法及び周期
点検方法
点検は目視試験（VT-3）で実施する（解説 3-1）。

3.2

点検時期
一般点検は，原則として運転開始後暦年で 10 年以内の定検期間等にあわせて実施する。初回点
検後の点検周期は，原則として暦年で 10 年以内とする（解説 3-2）。

第４章

評価

点検の結果は，下記により評価を行うこと。
(1)

点検対象機器・部品に異常が発見されない場合，継続使用することができる。

(2)

点検対象機器・部品に異常が発見された場合，異常の状況の詳細調査及び影響評価を行い，異常がその機器・部品に対して機能上の影響を与える可能性がないと判断された場合には，継続使用をすることができる。異常がその機器・部品に対して機能上の影響を与える可能性があると判断された場合には，該当機器・部品に対して補修・取替えを実施する。
(3)詳細調査及び検討評価で得られた新たな知見は，必要に応じて，既存ガイドラインの改訂又は新たなガイドラインの開発を行う。

- 28 -

（解説 1-1） 一般点検の考え方
炉内構造物の点検・評価は，対象機器・部品のもつ安全機能と経年劣化事象の発生可能性及び運転継続や設備保護の観点から，以下のように一般点検と個別点検に分類して実施する。
炉内構造物点検評価ガイドラインは，基本的に安全機能を有する機器・部品を対象とする。
個別点検は，このうち既知の経年劣化事象の発生の可能性がある機器・部品に対して既往の国内外の運転実績からの損傷事例，研究開発での知見等に基づいて行うものであり，個別点検ガイドラインには
その経年劣化事象に関してその機器・部品の材料，使用環境等，及び機器・部品の機能喪失の形態を考慮して，点検の範囲，方法，周期について評価する。評価の結果，必要に応じて結果を踏まえた，とるべき是正措置(点検頻度等の見直し，劣化事象の緩和処置等)を行う。
一方，一般点検は，安全機能を有する機器・部品であって個別点検で想定しているような劣化事象以外の要因による機器・部品の損傷を対象とし，さらに，安全機能がなくても運転継続や設備保護上重要な機器・部品についても対象とする（本文

図 1-1）。すなわち，一般点検は，安全機能の喪失防止のみならず運転継続・設備保護の観点から着目すべきさらなる経年劣化事象やその兆候を検出する観点での点検と位置付ける。
このように，一般点検は，既知の経年劣化事象以外の要因による損傷は要因の特定が困難であること，これまでに顕在化していないことを踏まえ，代表性等を考慮して点検範囲を定め，供用期間中検査の検査間隔に合わせて安全機能の阻害の有無が確認できるよう可能な範囲での目視試験を基本とした点検を実施する。点検の結果，対象となる機器・部品の安全機能への阻害あるいは安全機能の低下となる兆候が認められると評価された場合は，その状態に応じて一般点検の強化（点検範囲の拡大，点検間隔の短縮，点検方法詳細化等）あるいは，得られた知見から事象に対応した個別点検の追加を検討する。一方，点検の結果，異常が認められない（ことが継続する）場合は，点検範囲の縮小あるいは点検
間隔の延長等，見直しを行う。
一般点検に関する考え方及びその活用について，参考資料 1 の「一般点検ガイドライン整備の現状と課題について」に詳細を示す。
（解説 1-2）本ガイドラインの適用にあたって
本ガイドラインで適用する点検及び評価は，日本電気協会の「原子力安全のためのマネジメント規程（JEAC4111）」及び「原子力発電所の保守管理規程（JEAC4209）」に基づき実施されることを前提としている。
本ガイドラインでは，引用する学協会規格の改訂年度を記載していない。学協会規格は新知見反映等の理由で定期改訂されるため，利用者は最新版の適用可否を確認するとともに，原子力規制委員会による技術評価等の状況を総合的に勘案して，適切に判断する必要がある。
（解説 1-3）安全機能
BWR 及び ABWR の炉内構造物の安全上重要な機能（安全機能）とは，「①炉心支持と流路確保」，「②制
御棒挿入性」，「③反応度制御」，「④非常用炉心冷却の確保」，「⑤炉心計測」，「⑥炉心冠水と長期冷却の維持」，「⑦バウンダリの確保」をいう。これら機能と関連する機器・部品を解説図 1-3-1，9 に示す。
また，参考にこれら機能と各機器・部品の関連を示したイメージ図を解説図 1-3-2～8，10～16 に示す。

- 29 -

プラントシステム安全

左記機能に関係する

安全機能

炉内構造物の機器・部品

炉内構造物①炉心支持と流路確保

シュラウドサポート
炉心シュラウド
上部格子板
炉心支持板
CRD ハウジング及び制御棒案内管
燃料支持金具②制御棒挿入性

シュラウドサポート
炉心シュラウド
上部格子板
炉心支持板
CRD ハウジング及び制御棒案内管
燃料支持金具

③反応度制御差圧検出／ほう酸水注入ライン④非常用炉心冷却の確保

炉心シュラウドジェットポンプ
LPCI カップリング
炉心スプレイ配管及びスパージャ⑤炉心計測

ICM ハウジング⑥炉心冠水と長期冷却の維持

シュラウドサポート
炉心シュラウドジェットポンプ
アクセスホールカバー⑦バウンダリの確保

シュラウドサポート
ICM ハウジング
CRD ハウジング
差圧検出／ほう酸水注入ライン

解説図 1-3-1

BWR 炉内構造物の安全機能と関連する機器・部品- 30 -

制御棒案内管解説図 1-3-2「炉心支持と流路確保」機能に関連する機器・部品（BWR）- 31 -

制御棒案内管解説図 1-3-3「制御棒挿入性」機能に関連する機器・部品（BWR）- 32 -

差圧検出／
ほう酸水注入ライン

解説図 1-3-4「反応度制御」機能に関連する機器・部品（BWR）- 33 -

炉心スプレイ配管

解説図 1-3-5「非常用炉心冷却の確保」機能に関連する機器・部品（BWR）- 34 -

炉心（燃料）

ICM ハウジング

解説図 1-3-6「炉心計測」機能に関連する機器・部品（BWR）- 35 -

解説図 1-3-7「炉心冠水と長期冷却の維持」機能に関連する機器・部品（BWR）- 36 -

差圧検出／
ほう酸水注入ライン

解説図 1-3-8「バウンダリの確保」機能に関連する機器・部品（BWR）- 37 -

プラントシステム安全

左記機能に関係する
炉内構造物の機器・部品

安全機能

炉内構造物

①炉心支持と流路確保

シュラウドサポート
炉心シュラウド
上部格子板
炉心支持板
CRD ハウジング及び制御棒案内管
燃料支持金具②制御棒挿入性

シュラウドサポート
炉心シュラウド
上部格子板
炉心支持板
CRD ハウジング及び制御棒案内管
燃料支持金具

③反応度制御高圧炉心注水配管及びスパージャ④非常用炉心冷却の確保

炉心シュラウド
高圧炉心注水配管及びスパージャ
給水スパージャ 低圧注水スパージャ⑤炉心計測

ICM ハウジング⑥炉心冠水と長期冷却の維持

シュラウドサポート⑦バウンダリの確保

シュラウドサポート
ICM ハウジング
CRD ハウジング
原子炉冷却材再循環ポンプ差圧検出
配管
炉心支持板差圧検出配管

解説図 1-3-9

ABWR 炉内構造物の安全機能と関連する機器・部品- 38 -

制御棒案内管解説図 1-3-10「炉心支持と流路確保」機能に関連する機器・部品（ABWR）- 39 -

制御棒案内管解説図 1-3-11「制御棒挿入性」機能に関連する機器・部品（ABWR）- 40 -

高圧炉心注水配管

解説図 1-3-12「反応度制御」機能に関連する機器・部品（ABWR）- 41 -

給水スパージャ
低圧注水スパージャ

高圧炉心注水配管

解説図 1-3-13「非常用炉心冷却の確保」機能に関連する機器・部品（ABWR）- 42 -

解説図 1-3-14「炉心計測」機能に関連する機器・部品（ABWR）- 43 -

解説図 1-3-15「炉心冠水と長期冷却の維持」機能に関連する機器・部品（ABWR）- 44 -

解説図 1-3-16「バウンダリの確保」機能に関連する機器・部品（ABWR）- 45 -

(解説 2-1) 点検対象機器・部品点検対象となる機器・部品は，本文図 1-1 のフローに基づき選定する。BWR の選定結果を解説図 21 に，また ABWR の選定結果を解説図 2-2 に示す。なお，本図及び本文の表 2.1-1 に記載した機器・部品は，組立体単位で記載したものであり，内部構成品やボルト，ピン等も含む。

炉内構造物

無
安全機能の有無

有

運転継続，設備保護上重要

有意な劣化事象の有無＊
有[フロー①]

無 [フロー②]

非該当

該当[フロー③]*：予防保全実施済の場合は「有意な劣化事象無」に分類

個別点検対象（一般点検も行う）［フロー①］
シュラウドサポート
炉心シュラウド
上部格子板
炉心支持板
ICM ハウジング
制御棒案内管CRD ハウジング
炉心スプレイ配管及びスパージャ
ジェットポンプ
アクセスホールカバー
差圧検出／ほう酸水注入ライン

一般点検対象［フロー②］LPCI カップリング
燃料支持金具

点検対象外［フロー③］
給水スパージャ
気水分離器
蒸気乾燥器
ガイドロッドヘッドスプレイノズル
監視試験片支持ブラケット，バスケットホルダ及びカプセル
バスケット

解説図 2-1 BWR の一般点検対象機器・部品の選定結果- 46 -

炉内構造物

無安全機能の有無

有

運転継続，設備保護上重要

有意な劣化事象の有無＊
有[フロー①]

無 [フロー②]

非該当

該当[フロー③]*：予防保全実施済の場合は「有意な劣化事象無」に分類

個別点検対象（一般点検も行う）［フロー①］
シュラウドサポート
炉心シュラウド
上部格子板
炉心支持板
高圧炉心注水配管及びスパージャ
給水スパージャ低圧注水スパージャ
ICM ハウジング
制御棒案内管CRD ハウジング
原子炉冷却材再循環ポンプ差圧検
出配管
炉心支持板差圧検出配管

一般点検対象［フロー②］
燃料支持金具
制御棒案内管

点検対象外［フロー③］
給水スパージャ
気水分離器
蒸気乾燥器
ガイドロッドヘッドスプレイノズル
原子炉冷却材再循環ポンプ
監視試験片支持ブラケット，バスケットホルダ及びカプセル
バスケット

解説図 2-2 ABWR の一般点検対象機器・部品の選定結果- 47 -

(解説 2-2)点検対象とする機器・部品の代表範囲
一般点検は，安全機能を有し有意な経年劣化事象の無い機器・部品，並びに安全機能がなく発電所運転継続や設備保護上重要な機器・部品が対象であること，また，国内外の損傷事例や研究成果
等，新たな知見を反映して都度適切な内容に見直されていくことから，合理的な点検プログラムとしている。点検範囲についても，炉内構造物全範囲ではなく，その代表範囲を対象とする。代表範囲としては，機器・部品が複数あるものは代表 1 個，対称性があるものは対称性の最小範囲（炉心の対称性より，例えば 90°領域）を原則とする。
設定した代表範囲については，国内外の損傷事例，研究知見等から点検範囲を拡大すべきと判断された場合には，適宜点検範囲の見直しを検討する。
初回点検における代表範囲の選定方法は定めないが，2 回目以降の点検においては，特に事由がなければ前回と同じ代表範囲を選定する（定点サンプリング）。これにより，点検で異常が確認された際，過去の点検時の目視結果（画像，映像等）と比較することで，経時変化の程度，発生時期等の情報を得ることができる。
（解説 2-3）国内外の最新知見の反映
原子力発電所の安全性向上に資するための継続的改善活動として，国内外におけるプラントの点
検実績，研究成果等，幅広い知見を基に，本ガイドラインの内容を適宜適切な内容に見直していく。
本ガイドライン第 2 版発行以降に確認された新たな知見のうち，以下について反映を検討した。
(1) 米国プラントにおける照射試験片カプセル破損事象
2015 年 4 月に米国 Sequoyah1 号機(PWR)において，燃料交換停止中に照射試験片，カプセル等の破片が散乱している事象が確認された[2]。これは，前回の定期検査中に配置替えを行った照射試験片カプセルが適切に装荷されなかったため，運転中に剥離して散乱したと考えられており，決められた作業手順からの逸脱，適切に装荷が完了したことを確認する手順が不適切だった
ことが原因とされている。国内 BWR においては，カプセルバスケット及びバスケットホルダの取り出し・据付け作業時には専用工具を用いるとともに，据付け完了後に監視カメラを用いて適切に据付けが完了していることを確認している。このように国内では適切な装荷の施工管理を行っており，同様の事象が起こることは考えにくい。
BWR では，カプセルバスケット及びバスケットホルダは，RPV 側に取り付けられた監視試験片支持ブラケットに取り付けられる構造となっており，監視試験片支持ブラケットの RPV への取付け溶接部は，RPV の一部として目視点検が実施されているため，監視試験片支持ブラケットに加え，カプセルバスケット及びバスケットホルダについても異常の有無を確認することが可能である。
以上のことから，監視試験片支持ブラケット，カプセルバスケット及びバスケットホルダについては，本炉内構造物点検評価ガイドライン第 2 版の点検対象機器・部品には含まれていなかったが，本事象を踏まえ，第 3 版では点検対象機器として追加し，一般点検の考え方にあわせ検査
対象範囲を代表一体の接近可能な全範囲とした。

- 48 -

(解説 3-1)点検方法
一般点検は，特定の経年変化事象を有する機器・部品に対する点検ではないため，変形，芯合せ
不良，傾き，隙間の異常，ボルト締め付け部の緩み，部品の破損，脱落及び表面における異常を発見することを目的とし，VT-3 で実施する。
(解説 3-2)点検時期
一般点検では，原則として，点検開始時期は運転開始から暦年で 10 年以内，2 回目以降の点検
は，点検を実施した定期検査が終了した時点から起算して暦年で 10 年以内に実施する。
また，一般点検において実績もしくは新たな知見が得られた場合，その内容が以降の点検や後続のプラントの点検に反映することが妥当であると判断できる場合は，それらを反映した点検開始
時期及び点検計画を策定できる。

- 49 -

参考資料 1

一般点検ガイドライン整備の現状と課題について
1 一般点検ガイドライン整備の経緯と現状
国内外の原子力発電所では累積運転時間の増加に伴い，炉内構造物の経年劣化による損傷事例が散見されるようになり，敦賀発電所 1 号機のシュラウドサポートに応力腐食割れによるひび割れが1999 年 12 月に発見された。
これを契機として，運転保守経験や既往の研究成果の知見に基づき，炉内構造物の経年劣化事象が顕在化する可能性のある部位について，点検方法，点検間隔，結果の評価等を定めた個別点検評価
ガイドラインが整備されることとなった。経年劣化事象を特定し，決定論的評価手法を用いた個別点検評価が，炉内構造物の健全性を確保する上で有効であり，知見が蓄積される中で炉内構造物の信頼性が改善されてきた。
2002 年になると，個別点検評価ガイドラインを補足する観点から，炉内構造物を構成する機器・部品の代表範囲に対する一般点検のガイドライン初版が制定された。
一般点検は，まだ顕在化していない未知の経年劣化事象に対して，特にその形態を考慮せずに実施する点検である。劣化事象を特定しない検査方法により網羅的な対象範囲を点検することを基本としているが，新たな経年劣化事象の発生等，想定外の事象は今日まで生じていない。
原子力発電所の保守管理活動は，炉規制法では保安活動の一部として位置付けられ，日本電気協会「原子力発電所の保守管理規程」（JEAC4209）にその具体的内容が記載されている。炉内構造物点
検評価ガイドラインはこの保守管理の実施フローのうち保全の PDCA の中の「保全計画の策定（点検計画の策定）」，「保全の実施（点検）」及び「点検の結果の評価・確認」の具体的な実施プロセスの指針となる実用書として整備されている。（参考図 1-1）,（参考図 1-2）
炉内構造物点検評価ガイドラインを活用して行われる点検等の結果は，事業者の保全活動の中で保全活動管理指標に基づいて保全の有効性が評価されることになる。炉内構造物の保全活動は，これまで継続的な PDCA サイクルを回すとともに，EPRI の BWR VIP や MRP，IAEA の IGALL 等の知見を活用して精緻化が図られてきた。
一般点検のガイドライン改訂 3 版（2017 年）では，重大事故の防止・抑制の視点から安全機能上の考え方が整理され，安全機能及び運転継続や設備保護上重要となる機器・部品の明確化が図られた。また，一般点検・個別点検対象機器・部品の選定フロー（参考図 1-3）を定め，個別点検と一般点検の関係が整理された。
ここで個別点検は，既知の経年劣化事象の発生の可能性がある部位に対して国内外運転実績からの損傷事例，研究開発での知見等に基づくものであり，経年劣化部位の材料，使用環境等，及び機器・部品の機能喪失の形態を考慮して，点検の範囲，方法，頻度を評価する。評価の結果，必要に応じて是正措置(点検頻度等の見直し，劣化事象の緩和処置等)が実施される。
一方，一般点検は，安全機能を有する機器・部品であって個別点検で想定している劣化事象以外の要因による部位の損傷を対象とし，さらに，運転継続や設備保護上重要な機器・部品についても対象
参 1-1

参考資料 1とした。すなわち，一般点検は，運転継続・設備保護上の観点から着目すべき経年劣化事象やその兆候を検出する観点での点検と位置付けられた。
一般点検は，既知の経年劣化事象以外の要因による損傷は要因の特定が困難であること，これまでに顕在化していないことを踏まえ，代表性等を考慮して点検範囲を定め，供用期間中検査の検査
間隔に合わせて安全機能の阻害の有無が確認できるよう可能な範囲での目視試験を基本とした点検を実施する。点検の結果，機器・部品の安全機能への阻害あるいは安全機能の低下となる兆候があると評価された場合は，一般点検の強化（点検範囲の拡大，点検間隔の短縮，点検方法詳細化等）あるいは，得られた知見から個別点検の追加を検討する。一方，点検の結果，異常が認められない（ことが継続する）場合は，点検範囲の縮小や点検間隔延長等の見直しを行う。さらに，炉内構造物の点検
実績・データの活用に加えて，国内外のリスク情報の活用事例をもとに，点検範囲及び頻度の最適化を図る検討を継続することとした。
2.

継続的改善に向けた課題
原子力事業者は，福島第一原子力発電所事故の教訓として，原子力発電のリスクに正面から向き合うことを決意し，リスク情報を保全活動における様々な意思決定に広く適用していくこととしている。
炉内構造物の点検にあたっては，実績データに基づき，リスク情報（国内外の事例，決定論／確率論的検討等の情報）を広く活用することにより，点検範囲や点検頻度等の保全活動を最適化していく
仕組みの構築が重要となる。
リスクに基づいて安全上重要な事項について優先的に資源を割り当てるグレーデッドアプローチの考え方も国内に定着しつつある。日本原子力学会では「リスク情報を活用した統合的意思決定に関する実施基準」（2020 年 3 月）により，統合的意思決定（Integrated Risk-Informed Decision Making:
IRIDM）の標準的なプロセスを実施するための要件を解説している。また日本保全学会 保全標準化推進検討会では，「保全活動を適正化するために必要な基本事項とその解説」（2020 年 6 月）を取り纏めている。
リスク情報活用を志向した新たな原子力規制検査が定着し，40 年を超えるプラントの運転経験が蓄積されてきたことにより，保全プログラムの改善検討が原子力産業界のなかで本格化しつつある。
リスク情報を活用した点検評価手法について，炉内構造物の個別部位の損傷発生可能性と，その影響度／重要度をマトリックスで表示し可視化させることが説明性向上のために試行されている。リスク情報を活用した点検・評価手法を提案し，より効果的な保全活動を目指すこととする。

参 1-2

参考資料 1

参考図 1-1 保守管理規程（JEAC4209）における保全活動の概念

参考図 1-2 保守管理における一般点検の PDCA

参 1-3

参考資料 1

炉内構造物

無安全機能の有無

有

運転継続，設備保護上重要

有意な劣化事象
の有無＊
有

無

非該当

該当

*：予防保全実施済の場合は「有意な劣化事象無」に分類

個別点検対象（一般点検も行う）

参考図 1-3

一般点検対象

点検対象外

一般点検・個別点検対象機器・部品の選定フロー

参 1-4

参考資料 2
改訂経緯2002 年 3 月 初版発行
2015 年 3 月 第 2 版発行
初版で記載の無かった ABWR の「高圧炉心注水系配管及びスパージャ」を，同様の機能の BWRの「炉心スプレイ配管及びスパージャ」に加えて新たに記載した。
解説 1-2 にガイドライン適用にあたっての留意事項を記載した。
2017 年 3 月 第 3 版発行
改訂内容は以下のとおり。
 第 1 章，解説 1-1 において，一般点検と個別点検の位置づけを安全機能，経年劣化事象の有無等の観点から明確に定義するとともに，対象部品の選定方法をフローとして示した。
また，国内外の最新知見をガイドラインに反映する考え方を追加した。解説 1-3 において，炉内構造物の安全機能と各機能に関連する部品を図表で整理した。
 第 1 章の選定フローに基づき，第 2 章，解説 2-1 において点検対象機器・部品を見直した。
 解説 2-2 において，点検対象範囲の代表性，定点サンプリングに関する考え方を追加した。
 解説 2-3 において，国内外の最新知見 2 件の紹介，及びガイドラインへの反映の考え方を追加した。
 参考資料 1 において，ガイドライン整備の経緯，現状，課題，保守管理との関係等を整理した。
 その他全体をとおして文章・図の適正化を図った。
2018 年 3 月 第 4 版発行
改訂内容は以下のとおり。
 第2章

点検対象において，改良型 BWR（ABWR）の炉内機器を追加して記載した。

 解説 1-3 に，安全上重要な機能（安全機能）と関連する ABWR の機器・部品の解説を追加して記載した。
 解説 2-1 に，ABWR の点検対象となる機器・部品の解説を追加して記載した。
2022 年 3 月 第 4 版追補発行
改訂内容は以下のとおり。
 給水スパージャ，低圧注水スパージャ（ABWR）の記載の適正化を実施した。
2022 年 12 月 第 5 版発行
改訂内容は以下のとおり。
 第 4 版（追補）の記載内容を反映した。
 点検範囲の明確化を実施した。

参 2-1

参考資料 3BWR 炉内構造物点検評価ガイドライン[一般点検]の概要
１．基本的な考え方

ドラインの開発を行う。

(1)本ガイドラインは，沸騰水型原子炉(BWR：Boiling Water Reactor)の炉内構造物における一般点検の点検
範囲，点検周期，点検方法等について規定したものである。なお，BWR には従来型の BWR に加え，改良型

炉内構造物

BWR(ABWR)を含む。
(2)一般点検及び個別点検の定義は以下の通り（図１）。
 一般点検：安全機能を有する機器・部品であって，個別点検で想定している劣化事象以外の要因による損無安全機能の有無

傷やその兆候を検出するため，合理的な点検・評価を行う。安全機能を有しない機器・部品であっても，発電所運転継続や設備保護上重要なものは，一般点検の対象とする。

有

運転継続，
設備保護上重要 個別点検：安全機能を有する機器・部品において，運転期間中損傷発生の可能性のある有意な経年劣化事
象を検出し，構造健全性を維持するために，点検・評価（必要に応じて是正措置）を行う。
２．点検対象(1)対象機器・部品

無 [フロー②]

有意な劣化事象の有無＊[フロー①]

安全機能を有する機器・部品，並びに発電所運転継続や設備保護上重要な機器・部品を対象とする。具体的

有

非該当

該当

[フロー③]*：予防保全実施済の場合は「有意な劣化事象無」に分類

な点検対象機器・部品について図２に示す。
(2)対象範囲
対象範囲は対象機器・部品の代表となる接近可能な溶接部を含めた範囲とし，形状・寸法及び使用条件が類

個別点検対象一般点検対象（一般点検も行う）

点検対象外

似の機器・部品が複数ある場合，もしくは対称性がある場合には，代表となる接近可能な範囲を対象範囲と図１する。なお，対象範囲は運転期間中に変更せず，定点サンプリングとする。機器・部品毎の点検対象範囲の例を図３に示す。
３．点検方法及び周期(1)点検方法
点検は目視試験（VT-3）で実施する。
(2)点検開始時期
一般点検は，原則として運転開始後暦年で 10 年以内の定検期間等にあわせて実施する。

一般点検対象機器・部品の選定フロー［フロー①］
シュラウドサポート
炉心シュラウド
上部格子板
炉心支持板
ICM ハウジング
制御棒案内管CRD ハウジング
炉心スプレイ配管及びスパージャ
ジェットポンプ
アクセスホールカバー
差圧検出／ほう酸水注入ライン［フロー②］LPCI カップリング
燃料支持金具［フロー③］
給水スパージャ
気水分離器
蒸気乾燥器
ガイドロッドヘッドスプレイノズル
監視試験片支持ブラケット， バス
ケットホルダ及びカプセルバスケット(3)点検周期
初回点検後の点検周期は，原則として暦年で 10 年以内とする。

図２

一般点検及び個別点検対象機器・部品［BWR の例］（フロー①～③は図１に対応）

４．評価
点検の結果は，下記により評価を行うこと。
(1)点検対象機器・部品に異常が発見されない場合，継続使用することができる。
(2)点検対象機器・部品に異常が発見された場合，異常の状況を詳細調査及び影響評価を行い，異常がその機器・部品に対して機能上の影響を与える可能性がないと判断された場合には，継続使用をすることができ点検範囲る。異常がその機器・部品に対して機能上の影響を与える可能性があると判断された場合には，該当機器・部品に対して補修・取替を実施する。
(3)詳細調査及び影響評価で得られた新たな知見は，必要に応じて，既存ガイドラインの改訂又は新たなガイ

図３

点検対象範囲の例（シュラウドサポート）参 3-1

参考資料 4

引用文献

[1] NRC Event Notification Report for May 4, 2016, Event Number 51902,"Anomalies Identified
During Visual Inspection of Reactor Vessel Internals"[2] 原子力規制委員会，第 18 回技術情報検討会資料，米国情報 IN2016-02「原子力圧力容器監視カプセ
ルの不適切な据付け」について，平成 28 年 3 月 4 日，原子力規制企画課

参 4-1

ＢＷＲ炉内構造物点検評価ガイドライン[一 般 点 検 ](第 5 版 )編集者

一般社団法人原子力安全推進協会

炉内構造物等点検評価ガイドライン検討会
発行者

一般社団法人原子力安全推進協会〒108-0014 東京都港区芝 5-36-7 三田ベルジュビル 13～15 階TEL 03-5418-9312
Ｃ 原子力安全推進協会，2022○

FAX 03-5440-3606

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