平成22年１月20日
原子力安全対策課(２ １ － ８ ６ )＜11時記者発表＞

大飯発電所３号機の原子炉起動と調整運転開始について（第１４回定期検査）

このことについて、関西電力株式会社から下記のとおり連絡を受けた。

記

大飯発電所３号機（加圧水型軽水炉；定格電気出力118万kW）は、平成21年10月31日から第１４回定期検査を実施しているが、平成22年１月22日に原子炉を起動し、同日、臨界となる予定である。
その後は諸試験を実施し、１月23日頃に定期検査の最終段階である調整運転を開始し、２月中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。
１

主要工事等(1) 原子炉容器Ａループ出口管台補修溶接工事（図－１参照）
前回の第13回定期検査（平成20年２月～12月）で傷が認められ、研削により傷を除去した状態であった原子炉容器Ａループ出口管台溶接部について、600系ニッケル基合金で研削箇所を肉盛溶接（復旧）した
後、溶接部内面全周について、耐食性に優れた690系ニッケル基合金で溶接を行った。
(2) 耐震裕度向上工事（図－２参照）
既設設備の耐震性を一層向上させるため、主蒸気系統や余熱除去系統などの配管ならびに、ポーラクレーンの支持構造物を強化した。
(3) １次系曲げ配管取替工事（図－３参照）
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に取り替えた。

1(4) 高サイクル熱疲労割れに係る対策工事（図－４参照）
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）を踏まえ、２系列ある充てん配管のうち、使用していない系列の充てん配管、隔離弁等を撤去した。
２

設備の保全対策(1) ２次系配管の点検等（図－５参照）
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 321 箇所について超音波検査（肉厚測定）等を実施した結果 ※ 、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と評価された箇所はなかった。
※

超音波検査箇所318箇所、内面目視点検３箇所

また、今定期検査開始時に計画していた93箇所に加え、減肉傾向にある部位２箇所、配管取替時の作業性を考慮した部位２箇所を追加し、合計97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

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、ＡおよびＣ－蒸気発生器伝熱管全数（3,382×２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。

４

燃料取替計画燃料集合体全数 193 体のうち、89 体（うち68体は新燃料集合体で55,000MWd/t）を取り替えた。
また、新燃料集合体の外観検査（85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22年度冬頃

問い合わせ先(担当：内園)
内線2353・直通0776(20)03142

添付－１

大飯発電所３号機原子炉容器Ａループ出口管台補修溶接工事の概要

１．概要

前回の第１３回定期検査において、原子炉容器Ａループ出口管台溶接部に傷が認められたため、傷を全て削り取った後、予防保全対策としてウォータージェットピーニングを実施した箇所について、今定期検査で補修溶接を実施した。
工事にあたっては、原子炉容器から取り出した炉内構造物を仮置きしているキャビティの水が作業場所に入ってこないよう円筒容器を用いて遮水した。

２．工事工程○ 円筒容器の設置：

平成２１年１１月１２日～

１１月２３日○ 溶接工事：

平成２１年１１月２３日～

１２月１３日○ 円筒容器の撤去：

平成２１年１２月１３日～

１２月２４日３．工事方法［図-１(1/2)(2/2)参照］

燃料取出し後に原子炉容器上部に円筒容器を設置するとともに、原子炉容器内や原子炉冷却材出入口配管内の水を抜いて、溶接箇所を気中環境とした。
その後、円筒容器内から当該溶接箇所へ作業装置を搬入・設置し、成型加工や溶接などの工事を実施した。
補修溶接は、前回定検で切削した箇所を溶接しやすい形状に成型加工し、６００系ニッケル基合金で肉盛溶接を行った後、１次冷却材に接する溶接部内面全周を一様に切削し、６９０系ニッケル基合金で溶接した。

４．被ばく線量
約０．１５人・シーベルト
以上3

図－１ 原子炉容器Ａループ出口管台補修溶接工事 (1/2)
工事概要図
第１３回定期検査で研削した部位
Ａループ出口管台

【工事前】

入口管台

研削箇所
ステンレス内張り

セーフエンド

約21mm

約74.6mm管台

約53.6mm（蒸気発生器側）

肉盛溶接部

周溶接部

（原子炉容器側）：１次冷却材の流れ

肉盛溶接の概要

肉盛溶接工法（作業）イメージ図

【工事前】
研削箇所

上部炉内構造物

下部炉内構造物

ステンレス内張り
円筒容器

セーフエンド（ステンレス鋼）

周溶接部

管台（低合金鋼）

放射線を遮断するための水肉盛溶接部【工事後】①研削箇所の成型加工②６００系ニッケル基合金にて溶接③溶接部内面全周を、一様に研削④接液する溶接部内面全周を耐食性に優れた
６９０系ニッケル基合金で溶接

接液部

キャビティ（水）原子炉容器工事対象部位（Ａループ出口管台）

ステンレス内張り

セーフエンド（ステンレス鋼）

周溶接

管台（低合金鋼）

キャビティ内は水中のため、原子炉容器上に円筒容器を設置し、原子炉容器出口管台部を気中環境とした上で工事を実施した。

肉盛溶接

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図－１ 原子炉容器Ａループ出口管台補修溶接工事 (2/2)
円筒容器の設置概要図
吊込み

炉内構造物の取り出し

原子炉容器上部ふた仮置

吊込み

円筒容器の設置
円筒容器
仮設床（ステンレス鋼）

上部炉内構造物仮置

キャビティ
（水）

約9m
約3m
約4m
約3m

配管内の水を抜く

下部炉内構造物仮置

原子炉容器内の水を抜く

出入口配管

肉盛溶接箇所
原子炉容器

管台内面での作業
ピン
キャビティ（水）Ｏリング

円筒容器断面図
原子炉容器
前回定検時
研削箇所

円筒容器
セーフエンド約88cm

仮設床

ノズル遮へい移動作業装置の搬入・設置

作業装置用
案内レール

配管
遮へい用
シールプラグ

肉盛溶接箇所

作業装置

原子炉容器内＜作業装置＞
作業工程に応じて、除染装置、切削装置、溶接装置、バフ装置に取り替え。

円筒検証試験の様子 （場所：三菱重工業株式会社神戸造船所）
円筒容器外観円筒容器内部

写真提供：三菱重工業株式会社神戸造船所

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図－２ 耐震裕度向上工事
工事概要
既設設備の耐震性を一層向上させるため、主蒸気系統や余熱除去系統などの配管ならびに、ポーラクレーンの支持構造物を強化した。

系統概要図

工事実施箇所数

ポーラクレーン
原子炉格納容器＜支持構造物＞
８６箇所
配管
１箇所
機器
８７箇所
合計

格納容器
スプレイ系統
２箇所

主蒸気系統
２１箇所

燃料取替
用水ピット

主蒸気（タービンへ）
格納容器
スプレイポンプ

格納容器
スプレイ冷却器

余熱除去系統
４２箇所
余熱除去
ポンプ

１次冷却材系統
６箇所

主給水（復水器より）

加圧器

蓄圧タン
ク

安全注入系統
１箇所

蒸気発生器

余熱除去
冷却器

主給水系統
１４箇所

燃料一次冷却材
ポンプ

原子炉容器

原子炉周辺建屋

原子炉建屋

配管の支持部の強化例（イメージ）【工事前】

原子炉周辺建屋 等

ポーラクレーンの支持部の強化例（イメージ）【工事後】

１２箇所に浮き上がり防止つめ

クランプ
クランプを厚板化

Ａ方向
スナバ

車輪

スナバ容量の大型化

ボルト

Ａ方向断

ポーラクレーンボルト

浮き上がり防止のつめとつめ取付ボルトを高強度材料に取替え

つめ

サポート部材追加
アンカレール【スナバ】
配管の熱による伸びなどゆっくりとした変化には追従するが、地震等の激しい動きに対し、配管を固定する機能を持つ

材料：炭素鋼からクロムモリブデン鋼（合金鋼）へ変更

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図－３ １次系曲げ配管取替工事
工事概要

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た。

工事概略図 （曲げ加工方法）
工事前（芯金を使用した曲げ加工）

工事後（芯金を使用しない曲げ加工）
【正面図】

曲げ金型

【正面図】

改良曲げ金型

芯金台

芯金

押さえ金具

台

押さえ金具

【改良曲げ金型】
配管との隙間を狭くした曲げ金型に変更したことで、芯金が不要となった。

配管内に芯金を挿入し、曲げ金型を回しながら曲げていく。

内面が硬化

移動

移動

取替範囲概要図
高圧注入ポンプより
加圧器

蒸気発
生器

③：取替範囲①抽出配管②充てん配管
③Ｄループ安全注入配管

２箇所
３箇所
１箇所
合計６箇所

（材質：ステンレス鋼→ステンレス鋼）
原子炉
容器

１次冷却材系統（Ａ～Ｄループ）
１次冷却材ポンプ②①
再生熱交換器化学体積制御系統へ
化学体積制御系統より

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図－４ 高サイクル熱疲労割れに係る対策工事
工事概要
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）を踏まえ、２系列ある充てん配管のうち、使用していない系列の充てん配管、隔離弁などを撤去した。
＊：使用していない系列の充てん配管において、隔離弁のシートリークにより洩れ出た低温水（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

系統概要図

蒸気発生器

凡例
：配管撤去範囲

原子炉容器【１次冷却材系統】

１次冷却材ポンプ

充てん配管
１系列撤去

【化学体積制御系統】
逆止弁

再生熱交換器隔離弁

脱塩塔

切断範囲長さ ： 約２５ｍ
配管径
： ３Ｂ（外径約９ｃｍ）

Ｃ-充てんライン（待機系）
逆止弁

隔離弁

Ｂ-充てんライン（常用系）

使用していない充てん配管１系列（撤去）

主管（高温水）

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

逆止弁

シート漏れによる低温水が流入

逆止弁

（低温水）

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図－５ ２次系配管の点検等
点検概要
今定期検査において、合計３２１箇所について超音波検査（肉厚測定）等を実施した。
超音波検査（肉厚測定）：３１８箇所、内面目視検査： ３箇所○２次系配管の管理指針に基づく超音波検査（肉厚測定）部位「２次系配管肉厚の管理指針」の点検対
象部位

今回定期検査開始時点での未点検部位

今回定検実施部位

主要点検部位

1,269080 ＊その他部位

1,6370238

合計

2,9060318＊今定期検査の点検で減肉傾向が認められた部位の水平展開として、主要点検部位１４箇所を追加点検した。

○２次系配管の管理指針に基づく内面目視点検
高圧排気管の直管部３箇所について、配管内面から目視点検を実施した。
(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。

取替概要○今定期検査開始時に計画していた９３箇所に加え、減肉傾向にある部位２箇所、配管取替の作業性を考慮した部位２箇所を追加し、合計９７箇所について耐食性の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。
【凡例】【取替理由】：主蒸気系統
：給水系統：復水系統：ドレン系統系統別概要図：主な配管取替箇所② 今回の点検において、必要最小厚さとなるまでの期間が５年以上で減肉が確認された箇所（２箇所）
ステンレス鋼 ⇒ ステンレス鋼
２箇所（２箇所追加）

発電機

④蒸
気発
生器

Ｇ

低圧タービン
高圧
タービン

復水器

①③
復水ポンプ

蒸気発生器
ﾌﾞﾛｰﾀﾞｳﾝ

湿分分離加熱器
グランド
コンデンサ

高圧給水加熱器

②③

給水ポンプ

脱気器
給水ブースタポンプ

第１～５低圧給水加熱器① 過去の点検結果で減肉が認められているため計画的に取り替える箇所
・必要最小厚さとなるまでの期間が５年以上で減肉が確認された箇所（１１箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼
１１箇所③ 配管取替の作業性＊１を考慮して取替える箇所（３１箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼
２９箇所
ステンレス鋼 ⇒ ステンレス鋼
２箇所（２箇所追加）④ 配管の保守性＊２を考慮して取り替える箇所（５３箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼
８箇所
炭素鋼 ⇒ 低合金鋼
４５箇所
合計９７箇所脱気器タンク＊１ 配管取替時に近傍の配管も一緒に取替えた方が作業がし易いため取替える。
＊２ 狭隘部で肉厚測定がしづらい小口径配管などについて取り替える。

9大飯発電所３号機

第１４回定期検査の作業工程

平成２１年１０月３１日から、以下の作業工程にて実施している。

（平成２２年１月２０日現在）
平成21年
１０月

平成２１年１１月

平成２１年１２月

平成２２年１月

解 列
１０月３１日平成２２年２月

並 列(１月２３日予定)

総合負荷性能検査(２月中旬予定)

１次冷却材系統降温
出力上昇試験

原子炉容器開放

原子炉容器組立

燃料装荷

燃料取出

主起動試験

原子炉容器Ａループ出口管台溶接工事
１次冷却材系統漏えい検査

要工
１次系弁・ポンプ他点検

程

起動前弁点検蒸気発生器伝熱管渦流探傷検査

耐震裕度向上工事：主要作業予定
充てん配管一系列撤去工事：その他作業予定

１次系強加工曲げ配管取替工事

黒塗りは実績を表す。

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