資料３－４
第３回意見交換会の説明依頼事項への回答（プラント長期停止期間中における保全）

6p

8p

14p

16p

23p

25p
等

説明依頼事項※回答

C-1.機械設備、電気設備及び計装設備について、一律で保管環境とあわせて想定要否の考え方を整理することが記載されているが、運転状態と異なる条件で保管されていることで、劣化がないといえるのか。例えば、満水保管による冷却水が流れないことによる影響、また、保管状態での乾燥と湿潤が繰り返すことによる不純物（塩化物等）の部分的な濃縮などを考慮しなくてもよいのか。
○ 添付資料③について、「コンクリート構造物及び鉄骨構造物に対する経年劣化事象の技術ベースとして整理」とあるが、それ以外（例えば、雨仕舞）は考慮しなくてよいのか。
表８の想定否「×」の欄に、「機器を使用しない限り経年劣化の発生又は劣化の進行が限りなく小さいと判断できる場合、想定否「×」として整理」と記載されている。照射誘起型応力腐食割れについては、照射脆化が問題となる原子炉圧力容器炉心領域部や IASCC が問題となるシュラウ
ドは、30 年目以降の高経年技術評価では既に照射により劣化している。
この状態で欠陥を想定しても×としているということか。欠陥の発生は想定しない（×）ということか。どこまで想定しているのか。
（２）ａ．保管手法 において乾式保管は系外に内部流体を排出し空気や窒素と置換を行う場合等を想定しているが、内部流体を完全に排出するのは難しいので、熱風乾燥や真空乾燥を行う等の条件を付ける必要があるのではないか。
原子炉格納容器やコンクリート構造物への長期停止による経年劣化による強度等への影響の前提条件として、長期停止期間中による建屋等の内部環境のうち湿度を考慮しなくてもよいのか。特に、記載されていないコンクリート構造物の鉄骨の強度低下には、腐食として水分等による腐食も想定されるのではないか。

①

f.電圧の印加／通電による劣化（トリーイング，断線等）には、通電しないことによる劣化（MCC 内の結露が原因の腐食等）も考慮が必要なのではないか。
○ 25p の表中※３の停止期間中に機械振動を受ける設備（非常用ディーゼル発電機基礎）について「添付資料③で長期停止期間中は想定不要（×）としている事象に限る」とされている。また、37p 表中の補足説明事項で「添付資料③の要否「×」事象」とされている。さらに、
53p 表中で「非常用ディーゼル発電機基礎は、・・・機械振動の影響は極めて小さい。
」とされている。しかし、引用した文献（柏崎刈羽 5 号機補足説明資料）にはそのような記載がない。
直近の冷温停止状態の審査対象プラント（柏崎刈羽 2 号機（BWR）及び泊 2 号機（PWR））では、事業者は停止期間中に機械振動を受ける設備を対象として技術評価している。
柏崎刈羽 2 号機補足説明資料別紙９参照方（R2.3.17 審査ヒアリング資料）
http://www2.nsr.go.jp/data/000306726.pdf
http://www2.nsr.go.jp/data/000306725.pdf⑤②③④⑥※第 2 回会合（令和 2 年 4 月 27 日）資料２－２「プラント長期停止期間中における保全ガイドライン」の作成にあたり参考とした現場経験及び知見とその反映について

資料３－４
第３回意見交換会の説明依頼事項への回答（プラント長期停止期間中における保全）

29,
30p

32p

33p

37p

説明依頼事項※回答
泊 2 号機補足説明資料別紙８参照方（R2.3.19 審査ヒアリング資料）
http://www2.nsr.go.jp/data/000306754.pdf
上記の柏崎刈羽 2 号機補足説明資料別紙９（9-3 頁）では、「補修を要するひび割れは確認されていない。」と記載されている。すなわち、事業者は非常用ディーゼル発電機基礎に対して目視点検でひび割れを確認したうえで補修要否について評価している。
柏崎刈羽 5 号機（BWR）及び泊 1 号機（PWR）に対する原子力規制委員会の審査書では、停止期間中における機械振動による強度低下として「評価対象機器のコンクリート基礎への定着部周辺コンクリート表面に機械振動による有意なひび割れが発生していないこと」を確認している。
柏崎刈羽 5 号機審査書参照方（R2.2.27 認可）
http://www.nsr.go.jp/data/000303246.pdf
泊 1 号機審査書参照方（R1.5.27 認可）
http://www.nsr.go.jp/data/000271227.pdf
日本原子力学会標準 2008 年版の劣化メカニズムまとめ表には、「機械振動による強度低下」として部位欄に非常用ディーゼル発電機基礎が記載されている。
原子炉圧力容器のクラッド下層部の亀裂について、表中の補足説明事項⑦で「国内の原子炉圧力容器は、制作時の溶接入熱を管理している。」とされている。製造時に検出限界以下のクラッド下層部の亀裂が低サイクル疲労により進展していないことを特別検査で確認することになっているが矛盾しないか。
原子炉格納容器のコンクリート埋設部の腐食について、表中の補足説明⑧事項で「通常保全復帰後も、原子炉格納容器漏洩率試験を実施することで、継続的に機能を確保することができる。
」とされている。漏洩率試験
でコンクリート埋設部の腐食個所を特定することが可能と解釈される可能性があるのではないか。
○ 原子炉格納容器(BWR)のドライウェル外面塗膜の目視点検方法につい⑨て説明が必要ではないか。
生体遮蔽コンクリートとの間隙が小さく、目視可能な範囲は限定されるので全範囲は困難ではないか。
○ アルカリ骨材反応について、表中の補足説明事項で「添付資料③の要⑩
否「×」事象」とされているが、直近の冷温停止状態の審査対象プラント（柏崎刈羽 2 号機（BWR）及び泊 2 号機（PWR））では、事業者は停止期間中におけるアルカリ骨材反応による強度低下の可能性について技術評価している。
柏崎刈羽 2 号機補足説明資料 13-19 頁参照方（R2.3.17 審査ヒアリング資料）
http://www2.nsr.go.jp/data/000306726.pdf
泊２号機補足説明資料 5-12 頁参照方（R.2.3.19 審査ヒアリング資料）※第 2 回会合（令和 2 年 4 月 27 日）資料２－２「プラント長期停止期間中における保全ガイドライン」の作成にあたり参考とした現場経験及び知見とその反映について

資料３－４
第３回意見交換会の説明依頼事項への回答（プラント長期停止期間中における保全）

38p

56p

説明依頼事項※
回答
http://www2.nsr.go.jp/data/000306754.pdf
原子力規制検査（新検査制度）の事業者検査運用ガイドにおいて、ア
ルカリ骨材反応は運転初期から継続的に傾向監視を実施する劣化事象とされている。
運用ガイド 29 頁表３参照方
http://www2.nsr.go.jp/data/000302840.pdf
日本原子力学会標準 2008 年版の劣化メカニズムまとめ表では、「アルカリ骨材反応による強度低下」の高経年化技術評価不要の条件欄において特に記載がない。
○ 凍結融解について、表中の補足説明事項で「添付資料③の要否「×」 ⑪
事象」とされているが、直近の冷温停止状態の審査対象プラント（柏崎刈羽 2 号機（BWR）及び泊 2 号機（PWR））では、事業者は停止期間中における凍結融解による強度低下の可能性について技術評価している。
柏崎刈羽 2 号機補足説明資料 13-19 頁参照方（R2.3.17 審査ヒアリング資料）
http://www2.nsr.go.jp/data/000306726.pdf
泊２号機補足説明資料 5-12 頁参照方（R.2.3.19 審査ヒアリング資料）
http://www2.nsr.go.jp/data/000306754.pdf
日本原子力学会標準 2008 年版の劣化メカニズムまとめ表では、「凍結融解による強度低下」の高経年化技術評価不要の条件欄において特に記載がない。
原子炉圧力容器（BWR）のうち主蒸気ノズル等の腐食（FAC)について、主蒸気ノズル等は流れ加速型腐食を劣化対象としているが、満水保管時に流れ加速型腐食が発生すると解釈される可能性があるのではないか。

⑫※第 2 回会合（令和 2 年 4 月 27 日）資料２－２「プラント長期停止期間中における保全ガイドライン」の作成にあたり参考とした現場経験及び知見とその反映について

①〇C-1.機械設備、電気設備及び計装設備について、一律で保管環境とあわせて想定要否の考え方を整理することが記載されているが、運転状態と異なる条件で保管されていることで、劣化がないといえるのか。例えば、満水保管による冷却水が流れないことによる影響、また、保管状態での乾燥と湿潤が繰り返すことによる不純物（塩化物等）の部分的な濃縮などを考慮しなくてもよいのか。
【回答】
ガイドの添付資料①では、機器を使用しない環境下において、メカニズムを考えると明らかに想定が不要な経年劣化事象（例：摩耗。資料２－２別紙２参照）を除き、想定は「要」としております。したがって、運転状態と異なる条件で保管されていることによる劣化についても想定不要としておりません。
例示頂いた２件のち、「満水保管による冷却水が流れていないことによる影響」につきましては、ガイドの添付資料①P23 の腐食において留意が必要なケースとして「湿式保管において水質管理できない場合」を挙げ、対象設備の例として「滞留した状態で保管している系統」を挙げております。
実際に事業者が採用する保管対策としては、例えば海水系統について、保管対策として海水ポンプを定期的に切り替え、使用する系統を変更することで、海水の滞留を防止することが考えられます。
２例目の「保管状態での乾燥と湿潤が繰り返すことによる不純物（塩化物等）の部分的な濃縮」につきましては、例えば結露が生じる環境において想定されると考えられますが、ガイドの添付資料①P22 の腐食において留意が必要なケースとして「結露が生じやすい環境になる場合」を挙げております。
実際に事業者が採用する保管対策としては、例えば使用しないポンプモータについてスペースヒータを投入しておくことが考えられます。
なお、ATENA ガイドとしては、引き続き国内外の長期停止特有のトラブル事例を分析することで、現場における保管対策の検討に際して有効となる留意事項等の充実を図ってまいります。

②○添付資料③について、「コンクリート構造物及び鉄骨構造物に対する経年劣化事象の技術ベースとして整理」とあるが、それ以外（例えば、雨仕舞）は考慮しなくてよいのか。
【回答】
添付資料③は、PLM 学会標準附属書 E（４．⑤）で整理されている経年劣化事象の想定要否表を元に，個別構造物に想定される使用環境を踏まえ，想定要否（○×）を整理しています。
それ以外の雨仕舞等については、運転中と同様に通常保全の中で管理を行っています。

○表８の想定否「×」の欄に、「機器を使用しない限り経年劣化の発生又は劣化の進行が限りなく小さいと判断できる場合、想定否「×」として整理」と記載されている。照射誘起型応力腐食割れについては、照射脆化が問題となる原子炉圧力容器炉心領域部や IASCC が問題となるシュラウドは、30 年目以降の高経年技術評価では既に照射により劣化している。この状態で欠陥を想定しても×としているということか。欠陥の発生は想定しない（×）ということか。どこまで想定しているのか。
【回答】
中性子照射脆化については、プラント停止期間中に運転中のような燃料の核分裂反応が起こっていないことから、中性子照射脆化の発生または進行が限りなく小さいと判断し、経年劣化事象の想定は「×」としております。
照射誘起型応力腐食割れ（以下、IASCC）については、中性子照射量があるしきい照射量を超えると感受性が発現し、中性子照射量の増加と共に、発生しきい応力の低下や亀裂進展速度が増加する現象です。このため、プラント停止期間中においては、中性子照射脆化と同様に、核分裂反応に伴う中性子の発生がないことから、IASCCが発生する可能性は限りなく小さく、また、既に発生したIASCCについても、文献SCC1,2に示す通り、100℃未満の環境においてはき裂が進展する可能性は限りなく小さいことから、経年劣化事象の想定は「×」としております。

②○（２）ａ．保管手法 において乾式保管は系外に内部流体を排出し空気や窒素と置換を行う場合等を想定しているが、内部流体を完全に排出するのは難しいので、熱風乾燥や真空乾燥を行う等の条件を付ける必要があるのではないか。
【回答】
ご指摘頂いた事項は、乾式保管を適切に実施するという観点で重要と考えており、各事業者においても、機器の状況に応じて乾燥空気の送風による内部乾燥や電気ヒータの通電による乾燥状態の維持などの対策を行っております。
本ガイドの添付資料①の腐食（全面腐食）2/18 においても、長期停止期間中における経年劣化事象の想定にあたり特に留意が必要な事項として、以下のとおり記載しております。本ガイドは、各事業者における保管対策の採用事例等を元に保管対策を検討するとともに、添付資料や国内外の運転経験を参考にレビューすることを推奨しており、このようなプロセスで保管対策を検討することにより、各社の保全担当者は、乾式保管を採用する場合に、各事業者の取組や留意事項を踏まえた適切な対応が図れるものと考えております。
なお、ATENA ガイドとしては、引き続き国内外の長期停止特有のトラブル事例を分析することで、現場における保管対策の検討に際して有効となる留意事項等の充実を図ってまいります。
【ガイド添付資料①の腐食（全面腐食）2/18 抜粋 P22】
（中略）
なお、以下の場合は留意が必要：
・湿式保管で水質管理できない場合
・乾式保管で乾燥状態を維持できない場合（排水の不備で残留水が懸念される場合等）
・結露が生じやすい環境になる場合

④○原子炉格納容器やコンクリート構造物への長期停止による経年劣化による強度等への影響の前提条件として、長期停止期間中による建屋等の内部環境のうち湿度を考慮しなくてもよいのか。特に、記載されていないコンクリート構造物の鉄骨の強度低下には、腐食として水分等による腐食も想定されるのではないか。
※上記のうち「鉄骨」については、「鉄筋」として、回答作成。
【回答】
コンクリート構造物への湿度の影響については、40p,41p の別紙４の補足説明事項に記載しているとおり、中性化及び塩分浸透の評価において考慮されており、ひいては鉄筋腐食の評価に考慮されています。
ひび割れの影響については、p96 の長期停止期間中の点検結果（コンクリート構造物）に記載しているとおり、長期停止期間中においても、運転中と同様に定期的な目視点検及び必要に応じた補修等を行うことで、健全な状態を維持しております。

⑤○f.電圧の印加／通電による劣化（トリーイング，断線等）には、通電しないことによる劣化（MCC 内の結露が原因の腐食等）も考慮が必要なのではないか。
【回答】
ご指摘の通り、機器の保管対策を検討する場合には、通電による直接の劣化は想定が不要となるものの、通電しないことによる環境の変化については考慮が必要と考えております。
例示頂いた「MCC 内の結露が原因の腐食」につきましては、ガイドの添付資料①P22 の腐食における留意事項として「結露が生じる環境になる場合」を挙げております。
今回のコメントを踏まえ、通電しないことによる環境の変化についてガイド上で明確に記載することが望ましいことから、次ページ以降の通り記載の充実を行います。
なお、ATENA ガイドとしては、引き続き国内外の長期停止特有のトラブル事例を分析することで、現場における保管対策の検討に際して有効となる留意事項等の充実を図ってまいります。

⑤【ガイド添付資料①P22 修正案（赤字箇所を追記）】

⑤【ガイド添付資料①P39 修正案（赤字箇所を追記）】

⑥○25p の表中※３の停止期間中に機械振動を受ける設備（非常用ディーゼル発電機基礎）について「添付資料③で長期停止期間中は想定不要（×）としている事象に限る」とされている。また、37p 表中の補足説明事項で「添付資料③の要否「×」事象」とされている。さらに、53p 表中で「非常用ディーゼル発電機基礎は、・・・
機械振動の影響は極めて小さい。
」とされている。しかし、引用した文献（柏崎刈羽5 号機補足説明資料）にはそのような記載がない。
直近の冷温停止状態の審査対象プラント（柏崎刈羽 2 号機（BWR）及び泊 2 号機（PWR））では、事業者は停止期間中に機械振動を受ける設備を対象として技術評価している。
柏崎刈羽 2 号機補足説明資料別紙９参照方（R2.3.17 審査ヒアリング資料）
http://www2.nsr.go.jp/data/000306726.pdf
http://www2.nsr.go.jp/data/000306725.pdf
泊 2 号機補足説明資料別紙８参照方（R2.3.19 審査ヒアリング資料）
http://www2.nsr.go.jp/data/000306754.pdf
上記の柏崎刈羽 2 号機補足説明資料別紙９（9-3 頁）では、「補修を要するひび割れは確認されていない。
」と記載されている。すなわち、事業者は非常用ディーゼル発電機基礎に対して目視点検でひび割れを確認したうえで補修要否について評価している。
柏崎刈羽 5 号機（BWR）及び泊 1 号機（PWR）に対する原子力規制委員会の審査書では、停止期間中における機械振動による強度低下として「評価対象機器のコンクリート基礎への定着部周辺コンクリート表面に機械振動による有意なひび割れが発生していないこと」を確認している。
柏崎刈羽 5 号機審査書参照方（R2.2.27 認可）
http://www.nsr.go.jp/data/000303246.pdf
泊 1 号機審査書参照方（R1.5.27 認可）
http://www.nsr.go.jp/data/000271227.pdf
日本原子力学会標準 2008 年版の劣化メカニズムまとめ表には、「機械振動による強度低下」として部位欄に非常用ディーゼル発電機基礎が記載されている。
【回答】（１）添付資料③の分類との関係について
ATENA ガイドとしては、長期停止期間中に発生する機械振動は、機器の出力や稼働時間等から、その影響は極めて小さいと判断しているものの、添付資料③において「長期停止期間中は想定不要（×）
」と整理することは適切でないため、記載内容を見直しました。
（資料３－１（5 月 13 日事前提出資料）で修正済み）
・25p の表中※３→削除

・37p 表中の補足説明事項→削除

⑥（２）経年劣化影響に関する説明について『53p 表中で「非常用ディーゼル発電機基礎は、非常用ディーゼル発電設備の出力や運転時間等から、機械振動の影響は極めて小さい。」とされているが、引用した柏崎
刈羽 5 号機補足説明資料にはそのような記載がない』については、ご指摘のとおりです。
引用文献を踏まえ、ATENA ガイドとして、「非常用ディーゼル発電機基礎は、非常用ディーゼル発電設備の出力や運転時間等から、機械振動の影響は極めて小さい。
」と判断しているため、文献（機械振動 1）の説明欄記載内容を以下のとおり見直すことで、引用文献が判断根拠であることを明確にします。
（説明欄（修正案））
ここでは、停止中の評価対象部位としている非常用ディーゼル発電設備基礎が支持する非常用ディーゼル発電設備の出力、重量、運転時間及び振動測定結果が、タービン発電機と比べて非常に小さいことの例を示す。
「事業者は非常用ディーゼル発電機基礎に対して目視点検でひび割れを確認したう
えで補修要否について評価している。」についても、ご指摘のとおりです。
したがって、ATENA ガイドとしては、停止中における機械振動の影響は極めて小さいと考えるものの、その想定と乖離がないかを傾向監視していくことが必要と考え、別添 A において「※１：長期停止期間中に劣化が発生，進展しない，または当該設備に要求される機能に対する影響が極めて小さい劣化であるものの，運転中と同様の保全活動（目視点検などの定期的な点検及び必要に応じた補修等）を継続することが有効と考えられる。」と推奨しております。

⑦○原子炉圧力容器のクラッド下層部の亀裂について、表中の補足説明事項で「国内の原子炉圧力容器は、制作時の溶接入熱を管理している。」とされている。製造時に検出限界以下のクラッド下層部の亀裂が低サイクル疲労により進展していないことを特別検査で確認することになっているが矛盾しないか。
【回答】
原子炉格納容器（BWR）は、原子炉建屋内に設置されており、プラント長期停止中においても換気空調系が機能し、適切な温度・湿度を保つ設計となっているとともに、格納容器表面に塗装を行っていることから、腐食の発生の可能性については、リスクの低い状態にあります。
ドライウェル外面塗装の目視点検については、接近可能な箇所について目視点検を行うこととしており、生体遮蔽コンクリートとの間隙が小さく接近できないドライウ
ェル上部胴等の箇所が存在するため、ドライウェル外面の全てを目視により点検することはできませんが、接近が可能である格納容器側面（サプレッションプール部）や格納容器頂部（トップヘッド）について定期的な目視点検を実施することにより、格納容器外面の健全性を確認しています。格納容器外面の設置環境としては屋内環境であり、接近の可否によらず、格納容器が設置されている環境に差はないことから、目視可能な範囲の目視点検の結果から、接近できない箇所も含めた格納容器外面全体の健全性を把握できると考えております。
なお、原子炉格納容器全体の機能確認としては、通常保全サイクル毎に実施する格納容器漏えい率検査により、バウンダリ機能が維持されていることを確認しています。

⑧○原子炉格納容器のコンクリート埋設部の腐食について、表中の補足説明事項で「通常保全復帰後も、原子炉格納容器漏洩率試験を実施することで、継続的に機能を確保することができる。
」とされている。漏洩率試験でコンクリート埋設部の腐食個所を特定することが可能と解釈される可能性があるのではないか。
【回答】
原子炉格納容器漏洩率試験を実施することでコンクリート埋設部の腐食箇所の特定ができることを意図した記載ではありませんが、ご指摘のような誤った解釈を防ぐため、以下の通り記載の修正を行います。

旧新通常保全復帰後も、原子炉格納容器漏洩 通常保全復帰後も、原子炉格納容器漏洩率試験を実施することで、継続的に機能 率試験を実施することで、継続的に機能を確保することができる。

が維持されていることを確認することができる。

⑨○原子炉格納容器(BWR)のドライウェル外面塗膜の目視点検方法について説明が必要ではないか。
○生体遮蔽コンクリートとの間隙が小さく、目視可能な範囲は限定されるので全範囲は困難ではないか。
【回答】
原子炉格納容器（BWR）のドライウェル外面塗装の目視点検については、ご指摘の通り生体遮蔽コンクリートとの間隙が小さく、目視点検が困難な範囲があります。ただし、BWR の原子炉格納容器は、原子炉建屋の中に設置され、長期停止中においても換気空調系が機能して、適切な温度・湿度を保つ設計となっており、腐食が促進される環境ではないことから、格納容器側面（サプレッションプール側）や格納容器上部（トップヘッドフランジ）の目視可能範囲について、腐食の状況を確認することで、外面塗装の健全性を把握しています。また、全体としては定検サイクルで実施する格納容器漏えい率検査により、格納容器全体の機能維持を確認しています。

⑩○アルカリ骨材反応について、表中の補足説明事項で「添付資料③の要否「×」事象」とされているが、直近の冷温停止状態の審査対象プラント（柏崎刈羽 2 号機（BWR）及び泊 2 号機（PWR））では、事業者は停止期間中におけるアルカリ骨材反応による強度低下の可能性について技術評価している。
柏崎刈羽 2 号機補足説明資料 13-19 頁参照方（R2.3.17 審査ヒアリング資料）
http://www2.nsr.go.jp/data/000306726.pdf
泊２号機補足説明資料 5-12 頁参照方（R.2.3.19 審査ヒアリング資料）
http://www2.nsr.go.jp/data/000306754.pdf
原子力規制検査（新検査制度）の事業者検査運用ガイドにおいて、アルカリ骨材反応は運転初期から継続的に傾向監視を実施する劣化事象とされている。
運用ガイド 29 頁表３参照方
http://www2.nsr.go.jp/data/000302840.pdf
日本原子力学会標準 2008 年版の劣化メカニズムまとめ表では、「アルカリ骨材反応による強度低下」の高経年化技術評価不要の条件欄において特に記載がない。
【回答】
添付資料③では、「反応性骨材を使用していないことを確認していない場合は想定要」と「反応性骨材を使用していないこと等を確認している場合は想定不要」の２ケースがあり、「添付資料③の要否「×」事象」に限らないため、削除しました。
（資料３－１（5 月 13 日事前提出資料）で修正済み）
なお、ATENA ガイドとしては、廃止措置プラントを除く比較的新しいプラントにおいては、モルタルバー法などによる骨材の反応性試験により，反応性骨材ではないこと等を確認しているため、その影響は極めて小さいと考えるものの、その想定と乖離がないかを傾向監視していくことが必要と考え、別添 A において「※１：長期停止期間中に劣化が発生，進展しない，または当該設備に要求される機能に対する影響が極めて小さい劣化であるものの，運転中と同様の保全活動（目視点検などの定期的な点検及び必要に応じた補修等）を継続することが有効と考えられる。」と推奨しております。

⑪○凍結融解について、表中の補足説明事項で「添付資料③の要否「×」事象」とされているが、直近の冷温停止状態の審査対象プラント（柏崎刈羽 2 号機（BWR）及び泊 2 号機（PWR））では、事業者は停止期間中における凍結融解による強度低下の可能性について技術評価している。
柏崎刈羽 2 号機補足説明資料 13-19 頁参照方（R2.3.17 審査ヒアリング資料）
http://www2.nsr.go.jp/data/000306726.pdf
泊２号機補足説明資料 5-12 頁参照方（R.2.3.19 審査ヒアリング資料）
http://www2.nsr.go.jp/data/000306754.pdf
日本原子力学会標準 2008 年版の劣化メカニズムまとめ表では、「凍結融解による強度低下」の高経年化技術評価不要の条件欄において特に記載がない。
【回答】「立地地点が凍結融解作用のおそれのあると判断される場合は想定要」と「立地地点が凍結融解作用のおそれのないと判断される場合は想定不要」の２ケースがあり、「添付資料③の要否「×」事象」に限らないため、削除しました。
（資料３－１（5 月 13 日
事前提出資料）で修正済み）
なお、ATENA ガイドとしては、立地地点が凍結融解のおそれのあると判断される場合には、設計・施工段階において凍結融解作用に対する抵抗性を確保するために有効な空気量を満足するなどの対策を施しているため、その影響は極めて小さいと考えるものの、その想定と乖離がないかを傾向監視していくことが必要と考え、別添 A において「※１：長期停止期間中に劣化が発生，進展しない，または当該設備に要求される機能に対する影響が極めて小さい劣化であるものの，運転中と同様の保全活動（目視点検などの定期的な点検及び必要に応じた補修等）を継続することが有効と考えられる。」と推奨しております。

⑫○原子炉圧力容器（BWR）のうち主蒸気ノズル等の腐食（FAC)について、主蒸気ノズ
ル等は流れ加速型腐食を劣化対象としているが、満水保管時に流れ加速型腐食が発生すると解釈される可能性があるのではないか。
【回答】
ご指摘の通り、満水保管時に流れ加速型腐食が発生すると誤解を与える可能性がありますので、資料 2-2 の当該箇所※の記載と保全ガイドの記載について、以下の通り修正したいと思います。
【資料 2-2 P56※ 修正案 (抜粋)】
変更前

変更後

※：第３回意見交換会の資料では、資料 3-1 p91 が当該箇所になる。

⑫【ガイド別添 A A-11 修正案（抜粋）】
変更前
長期停止期間中の経年劣化影響
経年劣化事象腐食（FAC 及び全面腐想定される部位
主蒸気ノズル等影響有無

説明

無①

停止期間中は内部流体の温度が食）

100℃未満と低く，蒸気が高速で流れる環境ではないことから，FAC 及び全面腐食が発生する可能性は小さいが，水質管理を適切に行うことは必要。

変更後
長期停止期間中の経年劣化影響
経年劣化事象腐食（FAC 及び全面腐食）想定される部位
主蒸気ノズル等

影響有無

説明

無①

停止期間中は蒸気が高速で流れる環境ではないことから，FAC は発生しない。また，停止期間中は冷却材の温度が 100℃未満と低く，全面腐食の影響は小さいが，水質管理を適切に行うことは必要。