資料Ｎｏ．１

美浜発電所３号機
高経年化技術評価等報告書について

関 西 電 力（株）
原子力事業本部

1

原子力発電所の保全活動の仕組み
保全活動を計画的、体系的に遂行するともに、継続的な改善活動を実施

保全活動
保守管理

改善活動
ＰＳＲ(10年毎）

保全計画の策定

運転中

停止中

経
年
変
化
事
象
等
の
評
価

運転監視

定期検査

状態監視

定期事業
者検査

健
全
性
の
把
握

保
全
計
画
へ
の
反
映

巡視点検

点検・検査

定例試験

修理･取替
予防保全

●運転経験の包括的評価●最新の技術的知見の反映●確率論的安全評価●ＰＬＭ(運転開始３０年までに実施。
以降PSRに併せて再評価）

国内外トラブルの
水平展開
性能維持向上メインテナンス性向上

美浜発電所３号機 高経年化対策の経緯○平成８年 「高経年化対策に関する基本的な考え方」
事業者は自主的な保安活動として経年劣化に関する技術評価及び長期保全計画策定を実施し、国はその妥当性確認を実施することを示した○平成１５年 「実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（以下、炉規則）」
原子力発電所の運転開始日以降３０年を経過する日までに技術評価及び長期保全計画策定を実施し、１０年を超えない期間毎に再評価することを義務付け○平成１６年 「高経年化対策検討委員会」
高経年化対策の充実を図るために国において設置。既に評価を実施した９プラントの評価結果は妥当であるとしつつ、基本的要求事項の明確化等の必要性を示した○平成１７年１２月 「高経年化対策検討委員会」の検討結果の実施
・技術評価及び長期保全計画の報告書等について炉規則により報告義務付け・高経年化対策実施のための審査ガイドライン等の発行○平成１８年１月 美浜３号機 高経年化対策技術評価等報告書を国に提出○平成１８年４月 美浜３号機 高経年化対策技術評価等報告書（変更）を国に提出
先行２プラントの審議内容等の反映

2

3

高経年化対策に関する保守管理の流れ
運転開始

６０年

運転開始後３０年

評価期間▽
定期検査、定期事業者検査、ＰＳＲなど
保守管理活動を展開

高経年化技術評価
運転開始後６０年までの間に想定される
経年劣化事象を抽出
これまでの保守管理活動の中で対応できるかどうかを現在の最新知見をもとに評価

長期保全計画策定
今後１０年間の保守管理活動として追加すべき保全計画を策定
原子炉格納容器
原子炉容器

加圧器

蒸気発生器

コンクリート構造物
ケーブル
１次冷却材管
炉内構造物

１次冷却材ポンプ

１０年間
１年毎の定期検査等で長期保全計画を実施▽ １０年間の保守管理活動やその時
点での最新知見をもとに評価見直し○高経年化技術評価（再評価）○長期保全計画策定（再評価）
１０年間
長期保全計画を実施

高経年化技術評価の概要

4○高経年化技術評価は、安全機能を有する機器・構造物（容器、配管、コンクリー
ト構造物等）について、長期間の使用（評価上６０年間を仮定）に対する健全性を確認するため、経年劣化事象が発生する可能性の有無や、経年劣化事象の発生及び進展傾向に対する現状の保全活動の妥当性、耐震性への影響等について評価するもの。

○評価の結果、将来的に経年劣化事象が顕在化すると懸念されるもの等については、現状の保全活動（定期事業者検査等）に追加すべき項目を抽出し、今後１０年間の具体的実施内容、実施方法、実施時期についての長期保全計画をとりまとめる。

○定期的（１０年毎）、及び新たな知見が得られた場合などに再評価を行っている。

美浜発電所３号機 高経年化技術評価の流れ

A

発電所を構成する機器、構造物

B発生が考えられる経年劣化事象と部位の抽出B1：劣化事象抽出
B2：運転経験の反映

安全上重要な機器・構造物を以下のように分類（１６分類）
ポンプ、熱交換器、ポンプモータ、容器、配管、弁、炉内構造物、ケーブル、電気設備、タービン設備、コンクリート構造物及び鉄骨構造物、計測制御設備、空調設備、機械設備、電源設備、その他設備
抽出された主な経年劣化事象
・基礎ボルトの大気接触部の腐食等
・熱、放射線照射等によるコンクリートの強度低下
・余熱除去系統配管母管の配管合流部の疲労割れ
・各機器の過渡による応力が繰り返しかかることによる疲労割れ

C

経年劣化に対する評価

機器・構造物毎に抽出された経年劣化事象に対して、次のような観点から評価を実施
・経年劣化事象が機器に与える影響（健全性評価）
・点検、取替、補修、機能試験等（現状保全）
・経年劣化事象の発生及び進展傾向に対する現状の保全
活動の妥当性（総合評価）
・耐震性への影響

D

長期保全計画の策定

・現状の保全活動に追加すべき項目の抽出
・今後１０年間の実施計画（長期保全計画）を策定

5

A

6

高経年化対策検討の評価対象
安全上重要な機器および運転継続上重要な機器の評価

グループ化

代表機器選定１６種類

２０グループ

９機種

１次冷却材
ポンプ

１次冷却材
ポンプ

ポンプ

ポンプの例

海水ポンプ
循環水ポンプ

モータ
熱交換器

容器
・
・
・

その他設備

余熱除去
ポンプ
高圧注入
ポンプ

余熱除去
ポンプ

主給水ポンプ・・・・

材料、内部流体等によりグループ化

海水ポンプ

・・ ・・ ・・

代表機器
評価

代表機器に対して技術評価

カテゴリー化

その他設備
の評価
非代表機器
評価

その他設備
評価

代表機器の評

主要設備の評

価結果を水平
展開(※)し、代価及び一般産表機器と同様の評価を実施。

績等に基づき
評価(＊)

(※)

(＊)

非代表機器のみに想定される経年変化事
象など、水平展開できない事象に対しては個別に評価

業界の使用実主要設備評価の知見の展開ができず、また一般産業界での使用実績がない場合は、主要設
備と同様の手順で評価

重要度、材料等により選定安全重要度分類指針の１，２，３クラスの機器を対象

A

7

評価対象機器の選定
機器

安全上重要な機器例

運転継続上重要な機器例

１

ポンプ

１次冷却材ポンプ、余熱除去ﾎﾟﾝﾌﾟ他

復水ポンプ他

２熱交換器

蒸気発生器、再生熱交換器他

復水器、高圧給水加熱器他

３

ポンプモータ

余熱除去ポンプモータ他

１次冷却材ポンプモータ他

４容器

原子炉容器、原子炉格納容器他

主油タンク他

５

配管

１次冷却材管、余熱除去系統配管他

主蒸気系統配管他

６

弁

加圧器安全弁、主蒸気安全弁他

主蒸気止め弁他

７

炉内構造物

炉内構造物

―

８

ケーブル

低圧電力ケーブル他

高圧電力ケーブル他

９

電気設備

メタルクラッドスイッチギア他

タービン発電機他

１０ タービン設備

タービン動補助給水ポンプタービン

高・低圧タービン他

１１ コンクリート構造物 原子炉補助建屋他

タービン建屋他

１２ 計測制御設備

加圧器水位他

１次冷却材ポンプ振動他

１３ 空調設備

アニュラス循環ファン他

原子炉しゃへい冷却ファン他

１４ 機械設備

Ｒ／Ｖサポート他

プラギングデバイス

１５ 電源設備

非常用ディーゼル発電機他

Ｍ／Ｇセット発電機他

B1

8

経年変化事象抽出の考え方

経年劣化事象の抽出

一般的スクリーニング

個別条件下での抽出

第一段階

第二段階

第三段階

工学的に想定される
経年劣化事象のうち，原子力機器のおかれている環境を考慮
し，原子力プラントで想定される経年劣化
事象を抽出

原子力プラントで想定される経年劣化事
象について，国内外の過去数十年の運転実績等を踏まえ，将来を見通して発生する可能性について
整理

各機器個別の条件を踏まえ，代表機器に要求される機能に対して，その機能維持に関連する
主要な部品に展開した上で，マトリックス形式により考慮すべき部位・経年劣化事象を抽出

B1

9

経年変化事象の抽出（第１，２段階のスクリーニングの事例）
原子力発電所で想定される経年変化事象の抽出（機械編）

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年変化事象
損傷
経年変化事象
定
義
ﾓ-ﾄﾞ
区分
詳細事象
減肉
摩耗
ｱﾌﾞﾚｯｼﾌﾞ
摩耗面の一方が固い物体である場合や摩擦
摩耗
面間に固い異物が介在した場合に生じる微小な切削作用により生じる摩耗
擬着摩耗
摺動部、摩擦面の実接触部における微視的な擬着に起因する摩耗

腐食

腐食摩耗
疲労摩耗
腐食

全面腐食

軽水炉で
考慮すべき事象
要否 否の理由 主要材料○
ｽﾃﾝﾚｽ鋼
ﾆｯｹﾙ基合金
炭素鋼
○
低合金鋼
銅合金

全面腐食

化学反応又は電気化学反応によりできた反応生成物が摩擦により除去される。これを繰り返して生じる摩耗。
接触する個体間に微小な振動等により繰り返し応力を受けた疲労破壊により生じる表面の損傷
局部電池作用により表面が一様に腐食する
現象

○

異種金属
接触腐食

腐食電位が大きく異なる２種類の金属が電解質中で電気的に接触されている時、腐食電位の違いにより生じる腐食○

孔食

材料表面の不動態膜の破壊によって生じる
局部的腐食

○

隙間腐食

材料表面の異物付着または構造上の隙間部分に生じる酸素濃度濃淡電池作用あるいは金属イオン濃度による濃度差電池作用による腐食
銅合金が腐食環境（酸素、ｱﾝﾓﾆｱの侵入）において銅成分が溶出して生じる腐食○

発生部位と要因
想定要否の検討
異物混入した際の回転機器のシール部等で問題となること 構造上摩擦や摺動が考えられる部位について想定要が考えられる。
材料の組み合わせ、異物混入等が影響する。
進行の程度は材料の組み合わせ、雰囲気、荷重、速度等で 構造上摩擦や摺動が考えられる部位について想定要異なるが、回転機器の軸受部や弁シート部等の摺動部が対象となる。また、炉内構造物等の流体振動による摩擦面も対象となる。
高温や腐食性雰囲気に晒される摺動部で問題となることが 構造上摩耗や摺動が考えられる部位について想定要考えられる。

局部電池作用により表面が一様に腐食する現象○○

第２段階スクリーニング
使用材料毎に想定される経年変化事象

○

炭素鋼
低合金鋼
銅合金

○

○

部材の面圧及び相対すべりの大きさが支配的となり、微小 構造上摩擦や摺動が考えられる部位について想定要な間隙を有し、一方の部位が流体等により振動を励起される部位等で問題となる事が考えられる。
ｽﾃﾝﾚｽ鋼
腐食性の環境に晒される部位で問題となることが考えられ 大気環境及び水質管理されている環境（炉水、給復水、ﾆｯｹﾙ基合金 る。
冷却水等）では、不動態皮膜を形成されているため有意な腐食性の強い環境及び温度が高い場合に加速される。
全面腐食が生じないことが確認されており想定不要。
水質管理されていない環境にある部位については想定要

○

炭素鋼
低合金鋼
銅合金

×

腐食性の環境に晒される部位で問題となることが考えられ 防錆剤の注入された環境（冷却水系統設備）では有意なる。
腐食が生じないことが確認されており想定不要。
腐食性の強い環境及び温度が高い場合に加速される。
防錆剤の注入された環境以外の環境にある部位については想定要
ｽﾃﾝﾚｽ鋼
腐食性雰囲気環境に置かれている、異種金属の電気的な接 屋外環境及び海水環境等の腐食性雰囲気にあり、異種金属
ﾆｯｹﾙ基合金 触のある部位で問題となることが考えられる。
の電気的接触が考えられる部位については想定要
炭素鋼
腐食電位差、導電率、温度等により加速される。
低合金鋼
銅合金
通常塩化物を含む水環境に置かれた不動態金属の自由表面 海水環境や屋外環境等の腐食性雰囲気環境ある部位につい
上に凹み状の金属溶解箇所が拡大してゆく腐食形態であり て想定要水質（塩素イオン濃度、溶存酸素濃度）、温度等により加速される。
腐食性のある水質環境に置かれた隙間形状を有する材料に 海水環境や屋外環境等の腐食性雰囲気環境にあり、隙間生じる腐食形態であり、水質（導電率、塩素イオン、溶存 形状を有する部位について想定要酸素等）および隙間形状（隙間幅、隙間深さ等）等により加速される。
銅合金
銅合金の腐食環境（酸素、ｱﾝﾓﾆｱの侵入）部位においては 銅合金製の伝熱管を用い、かつ、運転圧力１atm 以下、長期間の運転で銅成分が溶出しｱﾝﾓﾆｱｱﾀｯｸが生じる可能性 かつ、蒸気凝縮器である部位は想定要がある。
ｽﾃﾝﾚｽ鋼
比較的高速の液流れに接する材料に生じる局部腐食であり ｽﾃﾝﾚｽ鋼については低温（３００℃以下）で低流速
ﾆｯｹﾙ基合金 金属に耐食性を与えている酸化皮膜が機械的力によって、 （10数ｍ／ｓ以下）の環境の部位であれば有意なｴﾛ-ｼﾞｮﾝ･
低合金鋼
下地金属が直接に腐食性環境にさらされるためと考えられ ｺﾛ-ｼﾞｮﾝが起こらないので想定不要。
流速、水質、温度等により加速される。
ニッケル基合金はステンレス鋼に比べて耐エロコロ性が優れていることから同様の環境の部位であれば想定不要
低合金鋼も耐エロコロ性に優れているため想定不要。

ｽﾃﾝﾚｽ鋼
腐食性の環境に晒される部位で問題となることが考えられ 大気環境及び水質管理されている環境（炉水、給復水、ｱﾝﾓﾆｱｱﾀｯｸ る。
○
ﾆｯｹﾙ基合金
冷却水等）では、不動態皮膜を形成されているため有意な腐食性の強い環境及び温度が高い場合に加速される。
全面腐食が生じないことが確認されており想定不要。
ｴﾛ-ｼﾞｮﾝ･
材料、流体の流れ、環境の因子が重なり合○水質管理されていない環境にある部位については想定要
ｺﾛ-ｼﾞｮﾝ
って生じる、腐食と物理作用の相乗効果による減肉現象

要否
○

×
○

○
○

○

○

×
○

○×

×
腐食性の環境に晒される部位で問題となることが考えられ 防錆剤の注入された環境（冷却水系統設備）では有意なる。
腐食が生じないことが確認されており想定不要。
炭素鋼
比較的高速の液流れに接する材料に生じる局部腐食であり ①炭素鋼○
腐食性の強い環境及び温度が高い場合に加速される。
銅合金
金属に耐食性を与えている酸化皮膜が機械的力によって、
ＢＷＲ水質環境においては、蒸気系、二相流及び水系の防錆剤の注入された環境以外の環境にある部位については
下地金属が直接に腐食性環境にさらされるためと考えられ
溶存酸素濃度15ppb以下、温度60℃以上の部位について ○流速、水質、温度等により加速される。
想定要。
想定要
ＰＷＲ２次側水質環境においては、蒸気系、二相流及び水系の温度60℃以上の部位等について想定要。
②銅合金
熱交換器の伝熱管について想定要

経年変
化事象
の分類
摩耗

腐食

B1 劣化事象抽出、運転経験反映による部位毎の経年劣化事象の抽出結果

・機器を構成する部位ごとに想定される経年劣化事象を抽出
機器リストを作成し、管理○容器 （原子炉容器，加圧器，・・）○配管 （１次冷却系統配管、・・）○弁（余熱除去ポンプ入口弁，・・）○ポンプ（１次冷却材ポンプ、・・）・・ ・＜ポンプの例＞
No. 機器名
１ １次冷却材ポンプ

２
３
４
・・

充てんポンプ
高圧注入ポンプ
・・・
・・・

部位毎に経年変化
事象を抽出
部位
主軸
水中軸受
ケーシング
ガスケット
・・・
・・・
・・・
・・・
・・・

経年変化事象摩耗、疲労
摩耗
疲労、熱時効－（消耗品）
・・・
・・・
・・・
・・・
・・・

10

B1

11

経年変化事象の抽出（機械編 第３段階スクリーニングの事例）
美浜３号機
消耗品・

機能達成に
部

位

定

必要な項目

期

経
材

料

減

年

肉

変
割

化

事

れ

象
備

材質変化

考

その他

取替品
バウンダリの維持

原子炉容器に想定される経年変化事象

摩 耗

腐

食

疲労割れ

応力腐食割れ

熱時効

劣

化

上部鏡，上部胴，中間胴，下部胴，下部鏡

低合金鋼（ｽﾃﾝﾚｽ鋼肉盛）

②

③
（※2）

○

④
（※2）

⑤

○*1

△*2

*1：中性子照射脆化（中間胴，下部胴）上部蓋フランジ
上部胴フランジ

低合金鋼（ｽﾃﾝﾚｽ鋼肉盛）

②

△*3

○

④
（※2）

⑤

⑥

△*2

*2：内張り下層部の
き裂

低合金鋼

○
（溶接金属）(ｽﾃﾝﾚｽ鋼肉盛)
冷却材入口管台ｾｰﾌｴﾝﾄﾞはｽﾃﾝﾚｽ鋼，
溶接金属はｲﾝｺﾈﾙ600合金

②

③
（※2）

○

蓋用管台

ｲﾝｺﾈﾙ690合金

②

③

○

空気抜用管台ｲﾝｺﾈﾙ690合金

②

③

○

冷却材出口管台

⑤

⑥

⑦

△

⑤

⑥

⑦

△

⑤

⑥

⑦

⑤

⑥

⑦

⑤

⑥

⑦

④（※2）
（管台，ｾｰﾌｴﾝﾄﾞ）*3：ピッティング*4：炉内計装筒（溶接金属は除く）はウォー
タージェットピーニ
ング実施済み*4

ｲﾝｺﾈﾙ600合金

②
（※１）

③

○

炉心支持金物

ｲﾝｺﾈﾙ600合金

②
（※３）

③

○

スタッドボルト

低合金鋼

②

△

○

④

⑤

⑥

⑦

－

①

①

①

①

①

①

①

Ｏリング
［評価結果］

○
（溶接金属
を含む）
○
（溶接金属
を含む）

炉内計装筒

◎

○：高経年化対策上重要と判断される経年変化事象、△：高経年化対策上有意ではないと判断される経年変化事象［対象外理由] ①消耗品・定期取替品、②構造上摩耗や摺動する部位なし、防錆塗装が施工されている。
⑥有意な中性子照射を受けない。

③ステンレス鋼もしくはインコネル６００合金（インコネル６９０合金）であるか，あるいは④ステンレス鋼であるか，あるいは防錆処理が施工されている。

⑤２相ステンレス鋼ではない。

⑦原子炉容器では該当する事象なし。

［解釈]（※１）炉内計装筒には，シンブルチューブが挿入されているが，炉内計装筒がインコネル６００合金に対して，シンブルチューブはステンレス鋼であるため，摩耗については，強度的に弱いステンレス鋼のシンブルチューブに対して，経年変化事象となる。
（※２）低合金鋼部は，ステンレス鋼にてオーバレイ施工されており接液しない。また，オーバレイは運転中の熱膨張差の影響により発生する応力は小さい。
（※３）１次冷却材の影響による運転中の炉内構造物全体の振動は極めて小さく，フレッティング摩耗が生じることは考えられない。

B2

12

運転経験の反映

運転経験（トラブル経験）から得られた教訓を保全計画に適切に反映し、それらを確実に実施することにより、類似トラブルの発生を防止するよう最大限の努力

内容の分析・評価

保守管理の内容確認

類似トラブルの発生可能性評価

的確に把握

必要に応じて保守管理の充実項目抽出

適切に反映

トラブルの発生防止に向けて教訓を徹底活用

高経年化対策活動
これまでの運転経験を整理し、経年劣化の観点から確認する

確実に実施

運転経験（トラブル経験）

プラント毎の保全計画

通常保全

B2

美浜発電所３号機

報告書における運転経験のスクリーニングについて

13【分析期間－－－既評価プラント(美浜１，２号、高浜１，２号）に加え２００３年４月～２００６年１月まで】
国外原子力発電所事故・故障等の情報処理

国内原子力発電所事故・故障の情報処理

原子力発電業務要綱

美浜発電所３号機 高経年化対策検討手順書

原子力事業本部 発電グループにて情報処理実施
外部委託

評価結果より水平展開検討

原子力安全システム研究所（ＩＮＳＳ）
・情報収集、分析（１次、２次スクリーニング）
・改善対策の提案(事象分析評価表）＜電事連；ＰＷＲ海外情報検討会 ２ヶ月毎＞（情報収集対象）
・ＮＲＣ情報(Bulletin,Generic LetterおよびInformation Notice)
・ＩＮＰＯ情報・ＷＡＮＯ情報・ウエスチングハウス社情報・ＡＳＮ情報・海外メーカ情報
・ＮＲＣがＷｅｂ上で公開している情報

原子力事業本部 高経年対策グループにて実施
・トラブル情報の入手（リスト作成）（情報収集対象）
原子力施設情報公開ライブラリーのＨＰ（ニューシア）

国外運転経験

国内運転経験

外部委託

高経年対策
グループで決定評価(分類）結果より報告書反映検討㈱原子力エンジニアリング（ＮＥＬ）
・国内外トラブル情報の評価（分類）
高経年対策要否を分別した管理表案

C

14

高経年化技術評価（経年劣化に対する評価）
経年劣化事象に対する技術評価①健全性評価（知見に基づく予測など）
高経年化を考慮した場合の経年変化
事象の厳しさ度合いについての評価
・最新の技術知見に基づいた評価
・解析等の定量的評価③ 総 合 評 価現状行われている保全を高経年化の観点から改めてチェック
・現状の保全と評価は整合しているか・点検等で不足しているものはないか②現状保全（点検実績等による現状確認）
・点検内容（手法、範囲、頻度）・関連する機能試験内容
・補修・取替実績 等④ 高経年化への対応
・点検・検査の充実
・現状保全の継続・長期運転に際しての留意点抽出・技術開発課題の抽出 等

耐震安全性評価①耐震上有意な
経年劣化事象の抽出②耐震評価③保全対策へ
反映すべき項目の抽出

C

評価事例（原子炉容器中性子照射脆化）（１／３）

15＜①健全性評価＞
監視試験片によるモニタリング（現状保全）
上部棚領域

149J

60年間
照射後

関連温度（℃）

119J

靭性の低下

靭性（延性）

初期

温度
-20℃

47℃

中性子照射量 （×１０１９ n/cm2, Ｅ≧１MeV）

関連温度の上昇○上部棚領域の靭性の低下

国内上部棚吸収エネルギー予測式による評価を実施（JEACでは68J以上あれば十分な値）○関連温度の上昇

加圧熱衝撃（ＰＴＳ）評価を実施

C

評価事例（原子炉容器中性子照射脆化） （２／３）＜①健全性評価＞
・材料の化学成分（Ｃｕ，Ｎｉ他）

・ＰＴＳ事象の解析
過渡解析
熱伝導解析
応力解析

・監視試験データ（中性子照射量、
破壊靭性値）

・脆化予測式による６０年
運転時点の靭性値ＫＩＣ
ＫＩＣ＝２０．１６＋１２９．９exp｛０．０１６１（Ｔ－Ｔ０）｝（MPa√ｍ)Ｎｏ

不安定破壊

・ＰＴＳ事象時の想定
き裂先端での応力拡大係数KI

KIC＞ＫＩＹｅｓ

健 全（ＰＴＳ：加圧熱衝撃）

美浜３号機 加圧熱衝撃評価結果

・６０年経過時点のＰＴＳ評価の結果、不安定破壊に至らないことを確認した

16

C

評価事例（原子炉容器中性子照射脆化） （３／３）②現状保全○第１４回定期検査時に胴部の炉心領域溶接部に対し１００％の超音波探傷検査を実施し，有意な欠陥のないことを確認（欠陥がなければ破壊しない）○「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準」及びJEAC4201に基づいて，計画的に監視試験を実施し，将来の破壊靱性の変化を先行把握している。
○監視試験結果から，JEAC4206等に基づき，運転管理上の制限として加熱・冷却運転時に許容しうる温度・圧力の範囲（加熱冷却時制限曲線）及び耐圧漏えい試験温度を設けて運用し
ている。
③総合評価
○胴部（炉心領域部）の中性子照射脆化が機器の健全性に影響を与える可能性はないと考える。関連温度上昇に対し，予測精度向上の観点から新しい脆化予測式の開発を進めている。
更に，監視試験片データ拡充による信頼性向上等を図るため，使用済監視試験片の再生利用は有効であり，現在再生技術に関する実証試験が進められている。
○胴部（炉心領域部）材料の機械的性質の予測は監視試験により把握可能であり，また有意な欠陥のないことも超音波探傷検査により確認していることから，保全内容として適切である。
④高経年化への対応○胴部（炉心領域部）の中性子照射脆化に対しては，現状保全項目に加えて，高経年化対策の観点から，関連温度上昇については脆化予測式の精度向上の観点，また，使用済試験片の再生技術確立については，現時点で試験片の数量に不足はないものの，データ拡充による長期的な予測信頼性向上に取り組む観点から，国や民間の技術開発，規格基準化に積極的に参画し，実機への適用を検討していく。

17

C

18

評価事例（炭素鋼配管の減肉事象） （１／３）①健全性評価２００４年 二次系配管破損事故（復水配管オリフィス下流部）

検査対象箇所の全箇所*を第21回定検で検査（*減肉箇所、他プラントも含めた水平展開、知見拡充などによる）【検査対象箇所】

高速の流れ

エルボ、レジューサ（下流２Ｄ：Ｄは配管径）
オリフィス（下流３Ｄ）等

エルボ部の減肉例
減肉（二相流の場合）C

19

評価事例（炭素鋼配管の減肉事象） （２／３）①健全性評価
計測最小厚さ－計算上必要厚さ
余寿命＝○検査実績による減肉傾
向から余寿命を評価

最大減肉率
測定方法：ＵＴ（垂直）○次回の検査または取替時期を定める
点検：余寿命が５年となるまでに実施（高経年化プラントは１０年）

計測肉厚

外面
減肉率：肉厚の変化/運転時間

内面計算必要厚さ運転時間
点検 取替

最大減肉率：検査対象に複数ある計測点の減肉率のうち最大のもの

C

評価事例（炭素鋼配管の減肉事象） （３／３）②現状保全○第２１回定期検査時に，現時点の知見において減肉が発生する可能性がある箇所，他プラントを含めた減肉事象の水平展開を及び知見拡充の観点から選定した全ての検査対象箇所
に対し，超音波を用いた肉厚計測実施。
○調査結果を社内の原子力発電所の共通のルールである「２次系配管肉厚の管理指針」（以下，管理指針）に反映するとともに，肉厚計測結果に基づき，次回測定または取替時期を設定している。
○給水ブースタポンプ出口部、グランド蒸気系が新たな減肉発生部位であることが分かったため，管理指針に反映を行った。
○ＮＩＰＳ（原子力検査データ処理システム）による管理（人的過誤防止）③総合評価○第２１回定期検査時の肉厚計測により，減肉傾向が比較的小さい配管についても減肉傾向を把握しており，管理指針により，配管の肉厚計測結果を用いた余寿命管理に基づく検査，取替を継続して行くことで，配管減肉の管理は可能と考える。
○エロージョン・コロージョン及びエロージョンによる減肉は，超音波を用いた肉厚計測により検知可能であり，点検手法として適切である。さらに，人的過誤防止として，原子力検査データ
処理システム（NIPS）の改善を継続的に図り適用していくことは有効と考える。
○また，日本機械学会に検査結果等を提供するとともに，日本機械学会の検討結果やプラントの検査結果による新たな知見を，継続的に管理指針に反映していくことは有効と考える。
④高経年化への対応○配管肉厚結果による余寿命管理に基づく検査、取替を継続○知見拡充の実施、日本機械学会の検討結果、プラントの点検結果による管理指針の改訂を継続的に実施（NIPSも含めた継続的な改善

20

C

耐震評価

高経年化技術評価における耐震評価 （１／２）

耐震評価スクリーニング

技術評価結果定量評価○機器の耐震クラスによる評価○60年時点の経年変化を反映
耐震健全性を確認

有意な経年変
化があるか

定量評価例
経年変化

No

評価不要

累積疲労損傷地震による発生する繰
り返し応力を加算

原子炉容器照射脆化

地震による発生する応力を加算

１次冷却材管熱時効

地震による発生する応
力を加算

配管減肉

詳細次ページ例：カルマン渦発生限界以下

耐震上影響のある経年変化かNo

評価終了
例：絶縁低下

耐震評価内容

定量評価

21

C

耐震評価

22

高経年化技術評価における耐震評価 （２／２）

Ａ）減肉管理で最も厳しい減肉状態の評価
流れ

例：エルボとその下流２Ｄ（Ｄ：配管径）を管理値（必要最小肉厚）まで仮想的に減肉し、他部位も含めて系統を３次元梁モデルで解析

対象配管

耐震
クラス

結果

主給水系統

Ａｓ

○

低温再熱系統Ｃ○

第１抽気系統Ｃ○

第４抽気系統

Ｃ

○

ドレン系統

Ｃ

●

・・・

Ｂ）実測データに基づく減肉状態の評価
流れ

許容応力を超えないことを確認（許容応力に対して0.36）

長期保全計画例：エルボとその下流２Ｄ（Ｄ：配管径）を実測デー
タに基づいた肉厚、最大減肉率を用い管理値に至る時点で、他部位も含めて系統を３次元梁モ
デルで解析○実測データの継続的に取得○現状の減肉配管の管理を継続C

評価事例（インコネル600合金のPWSCC） （１／３）①健全性評価

2004年5月 大飯発電所３号機の原子炉容器上蓋貫通部で漏えい

冷却水入口
(低温)

美浜発電所３号機の上蓋は第１５回定検（１９９６年）に耐食性に優れたインコネル６９０系合金を用いた上蓋に取替
済み

冷却水出口
（高温）

燃料
制御棒
制御棒駆動装置管台
漏えい水

原子炉容器
上蓋

原因はインコネル600系合金の応力腐食割れ

隙間
溶接部
割れ

炉内計装筒も同様の構造・材料
であり、発生の可能性がある23

C

評価事例（インコネル600合金のPWSCC） （２／３）

24

②現状保全
○保安院指示文書に指示されている手法・頻度（超音波探傷検査及びベアメタル検査・供用期間中検査時）で検査を実施し有意な欠陥のないことを確認。
○炉内計装筒の母材については、第２１回定期検査時に渦流探傷検査を実施し，異常のないことを確認した上で，ウォータージェットピーニング（応力緩和）を施工。
③総合評価○炉内計装筒については応力腐食割れ発生領域に至る応力が発生している可能性があり，運転の長期化に伴い応力腐食割れ発生の可能性は否定できないことから，予防保全的措置としてウォータージェットピーニング（応力緩和）を第２１回定期検査時に実施するとともに，施工前の確認として渦流探傷検査を実施した。その結果，異常は認められず，ウォータージェットピーニング（応力緩和）も実施したことから，
応力腐食割れが発生する可能性は小さいと考える。
○炉内計装筒Ｊ－溶接部については，溶接部の表面仕上げ（バフ仕上げ）が行われていない場合には，応力腐食割れ発生領域に至る高い応力が残存している可能性があり，応力腐食割れ発生の可能性は否定できないことから，今後保全を検討していく。
○冷却材出口管台等の部位については，短期間における応力腐食割れ発生の可能性はないと考えられるものの，定期的な超音波探傷検査等を実施していく。
○また、応力腐食割れにより発生するき裂は，超音波探傷検査及びベアメタル検査等
により検知可能であり，検査手法として適切である。

C

評価事例（インコネル600合金のPWSCC） （３／３）

炉内計装筒の評価

25④高経年化への対応

炉内計装筒管台
原子炉容器

WJPノズル
炉内計装筒管台

原子炉容器

現状保全を継続すると共に、国プロジェクト「ニッケル基合金応力腐食割れ進展評価手法の調査研究」や民間の技術開発より得られた知見を踏まえ，き裂発生及び進展評価の予測手法の確立を図るとともに，応力改善などの予防保全技術を確立し，実機適用を推進していく。

今後応力改善高圧ジェット水

高圧ジェット水をあてて、管内表面に圧縮応力を付与

C

評価事例（ﾊﾞｯﾌﾙﾌｫｰﾏﾎﾞﾙﾄの照射誘起型応力腐食割れ）(1/2)

26①健全性評価（社）火力原子力発電技術協会炉内構造物点検評価ガイド
ラインを用いて評価した結果，運転時間が約２９万時間（照射量７×１０２２n/cm2）まではボルト損傷の可能性は小さい
が，これを越えると損傷の可能性が否定できない。

②現状保全
バッフルフォーマボルトについて第１４回定期検査時に超音波探傷検査を実施し，有意な欠陥のないことを確認。

C

評価事例（ﾊﾞｯﾌﾙﾌｫｰﾏﾎﾞﾙﾄの照射誘起型応力腐食割れ）(2/2)③総合評価○バッフルフォーマボルトについては，現時点の知見による損傷発生予測の結果，直ちに損傷が発生する可能性は小さい。万一，一部のボルトが損傷してもボルト損傷の増加は緩やかであり，炉心の健全性は確保可能である。なお，将来的には照射誘起型応力腐食割れ発生の可能性が否定できないことから，構造強度・機能を維持するのに必要な範囲の健全性が合理的に確保されるように，必要に応じて点検評価に関する火力原子力発電技術協会「炉内構造物点検評価ガイドライン」，日本機械学会「維持規格」等の活用により，検査や取替による今後の保全の検討を進めていく。
○国の研究プロジェクト「照射誘起型応力腐食割れ評価技術開発」や民間の技術開発，規格基準化に積極的に参画し，実機保全への適用を検討していく。
また，バッフルフォーマボルトに有意なき裂が発生した場合，超音波探傷検査にて検知可能であり，点検手法として適切である。
④高経年化への対応○「炉内構造物点検評価ガイドライン」，日本機械学会「維持規格」等の活用により，検査や取替による今後の保全の検討を進めていく。
○また，国の研究プロジェクト「照射誘起型応力腐食割れ評価技術開発」や民間の技術開発，規格基準化に積極的に参画し，実機保全への適用を検討していく。

27

C

28

評価事例（１次冷却材管の熱時効）①健全性評価○配管に欠陥を仮定しても，き裂が安定であることを破壊力学評価する

ミルシートからフェライト量を求める荷重（通常運転+S1）
き裂の想定（進展）②現状保全○定期的に溶接部の超音波探傷検査を実施し，評価で想定したき裂が，実際はないことを確認している。

熱時効後の材料試験からJmat（破壊抵抗値）を算出

貫通き裂を想定しJapp（破壊力）を算
出③総合評価○母管の熱時効は高経年化上問題となる可能性はないと考え，今後，現状保全の適正化が可能と考える。
○溶接部の超音波探傷検査は内面からの割れを検知可能であり，また，割れが発生するとすれば応力の観点から溶接部であると判断されることから，点検手法として適切である。

ｄJmat

不安定破壊

＞

ｄJapp
da

da
No

(Jmat=Japp)

Yes

健 全

④高経年化への対応○現状保全の継続

１次冷却材管の熱時効評価フロー

C

評価事例（低圧ケーブル絶縁体の絶縁低下）（１/２）

№

部

位

①

導

体

②

絶 縁 体

③

介

④

テ ー プ

⑤

遮へい層

⑥

シ ー ス

在

低圧ケーブルの構造図

絶縁体は有機物であり、熱的，電気的，環境的要因で経年劣化が進行し、絶縁性能の低下を起こす可能性がある。

29

C

30

評価事例（低圧ケーブル絶縁体の絶縁低下）（２/２）①健全性評価○我が国のケーブル耐環境試験方法推奨案としての電気学会推奨案(IEEE Std.323及び383の規格を根幹)に従って、60年相当の
加速熱劣化，放射線照射の後、設計想定事故の雰囲気暴露を行い、長期健全性を評価した。
○評価の結果、運転開始後６０年時点においても絶縁性能を維持できると判断。
②現状保全○制御・計装用ケーブル：定期的に系統機器の動作に異常のないことを確認し、絶縁低下による機能低下のないことを確認している。
○電力用ケーブル：定期的に絶縁抵抗測定を行い、許容値以上であることの確認を行っている。
③総合評価○絶縁体の絶縁低下により機器の健全性に影響を与える可能性はないと考え，今後，現状保全の適正化が可能と考える。
○絶縁低下は，系統機器の動作確認または絶縁抵抗測定で検知可能であり，点検手法として適切である。
④高経年化への対応○より実機環境を模擬したケーブルの経年変化評価手法に関する検討が国プロジェクトで実施されており、今後その成果の反映を検討していく。

加速熱劣化

放射線照射
放射線照射
（設計想定事故時）

設計想定事故雰囲気暴露

判定

長期健全性評価手順

D

31

長期保全計画の策定○６０年間の運転期間を仮定しても、大部分の機器・構造物は、現在行っている保全活動（分解・点検・手入れ等）を継続していくことで、健全性を維持可能と評価○一部の機器については、実施すべき項目（点検・検査項目の追加、データの蓄積、知見の拡充、試験の実施等）を長期保全計
画としてまとめまた（約４０の機器・構造物に対して約５０項目）

現在行っている保全活動に加え、長期保全計画に基づく保全を実施
していくことにより、機器・構造物の健全性を維持＜評価結果及び長期保全計画（代表例）＞
機器・構
造物

長期保全計画の概要
主な経年劣化事象

保全項目

定期安全レ
ビュー

規格による脆化評価、監視試験片によるデータ採取、及び超音波検査を実施し、健全性を確認した。

予測式の精度向上、試験片の数に不足はないが、データ拡充、長期的観点から試験片再生技術を確立

中長期

実機プラントのサンプリング等による腐食、付着力の調査の実施

中長期

全面腐食

推定腐食量、他プラントデータによる運転開始後６０年時点の評価、及び巡視点検等により支持機能に異常のないことを確認した。

シュミットハンマー（非破壊検査）による強度推定の実施

中長期

強度低下

熱、放射線照射、中性化、塩分浸透、アルカリ骨材
反応および機械振動による強度低下の可能性は
小さく、また、目視点検、塗装等の補修を行っていることから健全性は確保できる。

知見拡充によるデータ蓄積
NIPSの改善日本機械学会の検討結果の社内管理指針反映短期

炭素鋼のエロージョン・コ
ロージョン

第２１回定検時に全ての検査対象の検査結果を社
内管理指針へ反映した結果に基づき管理していくことで健全性を確保。NIPS（原子力検査データ処
理システム）の活用。

容 器
原子炉容器の胴部中性子
照射脆化

コンク
リート構
造物

配 管

実施時期＊１

起動・停止等の繰り返しによる疲労の評価及び超定期的に運転実績に基づく再評価
音波検査等の非破壊検査により健全性を確認した。 を実施する

原子炉容器の冷却材出入口管台疲労割れ基礎ボルト

評価結果の概要＊１ 短期：2006～2010年までに実施、中長期：2006～2015年までに実施、定期安全レビュー：１０年毎の再評価時に実施

32

高浜２号機 第２３回定期検査時の長期保全計画の実施状況
機種名
容器

機器名
部品名

経年変化事象

長期健全性
評価結果

実施状況

長期保全計画
現状保全

総合評価

保全項目

実施
時期

計画
実施時期

実施内容

結果
今回(23回)実施結果

過去の実績

原子炉格納容 鋼板器
腐食【定期事業者検査】〔定期事業者検査外〕
円筒部およびトップドーム 定期的な漏えい率試験及び 塗膜が健全である限り腐食 定期的なトップドーム部板厚 中長期 第２３回定期検査 【定期事業者検査】
第２６回定期検査 定期的なトップドーム 定期的なトップドーム部の 第１９回定期検査時には発生せず，機器の健全性 測定
部内面は屋外大気に曝さ 目視検査
板厚測定実施板厚測定実施部の板厚測定に影響を与える可能性はなれておらず，現状の塗膜
結果：良
結果：良
い。塗膜に異常が生じた場
管理を行なっておけば腐合においても，急激に腐食食は問題とならない。トッ
添付資料－２参照が発生，進展する可能性はプドーム部外面は屋外大小さい。定期的な板厚測定
気に曝されているため，が必要。塗膜の異常は目視
塗膜が無い場合の腐食検査等にて，有意な腐食の量の評価を行った結果，ないことは板厚測定にて検板厚が必要最小板厚を下知可能。
回るのは運転開始後４０
年時点と評価され，塗膜管理を適切に行うことにより長期健全性確保が可能である。コンクリート埋設部はアルカリ雰囲気にあり，中性化速度は十分遅いことを確認しており，電気防食設備を備え腐食進行を防止している。

余熱除去ポン 端板
プ入口ライン 疲労割れ
貫通部（固定式配管貫通部）

疲れ評価を行い，疲れ累 定期的な原子炉格納容器
積係数が１以下。
漏えい率試験

現時点の知見において発生 実過渡回数の確認の可能性はない。疲労評価
は実過渡回数に依存する。
原子炉格納容器漏えい率
試験で検知可能。

ＰＳＲ

次回ＰＳＲ
（２０１３年予定）〔その他〕
実過渡回数の確認

今回対象外

なし

主蒸気・主給 伸縮継手
水管貫通部 疲労割れ
（伸縮式配管貫通部）

疲れ評価を行い，疲れ累 定期的な原子炉格納容器
積係数が１以下。
漏えい率試験

現時点の知見において発生 実過渡回数の確認の可能性はない。疲労評価
は実過渡回数に依存する。
原子炉格納容器漏えい率
試験にて検知可能。

ＰＳＲ

次回ＰＳＲ
（２０１３年予定）〔その他〕
実過渡回数の確認

今回対象外

なし

電気ペネト
レーション

６０年間の運転期間を想 定期的なケーブル及び機器 現時点の知見において機器 長期健全性評価の妥当性 中長期 美浜２号機第２４回定期検査
定した熱及び放射線によ を含めた絶縁抵抗測定また の健全性に影響を与える可 を確認するため，先行プラン
能性はない。絶縁抵抗測定 トである美浜発電所の代表
る劣化条件を包絡した耐 は機器の動作確認
または機器の動作確認で検 的な電気ペネトレーションに
環境性試験の結果，絶縁対して適切な頻度で電気ペ知可能。
抵抗の低下はわずかであ
ネトレーション単体での絶縁り，判定基準を満足してい抵抗測定を実施していく。
る。

ポッティング材
絶縁低下

燃料取換用水 胴板等耐圧構 運転開始以降，外面塗装 巡視点検時等の目視による 外面塗装による環境遮断に 第２１回定期検査時に取替 短期を施工する１９８１年度ま 塗装の健全性確認，浸透探 より発生の可能性を抑制し えを行う。取替えにあたって
タンク
成品ており，現状保全を継続す は，工場で付着塩分量管理
外面からの応力 では直接海塩粒子にさら 傷検査。
れば急激な割れの発生，進 を行った上で塗装した後にされており，これまでの点
腐食割れ
展の可能性は小さい。塗装 輸送することで外面への海検においても軽微な指示の異常は目視確認にて，応 塩粒子の付着を防止するとを確認しグラインダによる力腐食割れについては浸透 ともに，炭素含有量の少な
手入れ等を実施している
探傷検査にて検知可能。第 い材料を用いて溶接によるため，海塩粒子が外面に２１回定期検査時に取替え 鋭敏化を抑えて，耐応力腐
残留している可能性があを計画しているが，工場で 食割れ性を向上したものとり，発生する可能性は否
付着塩分量管理を行った上 する。
定できない。
で塗装した後に輸送することで外面への海塩粒子の付着を防止する。

〔定期事業者検査外〕 今回対象外
代表電気ペネトレーション
美浜２号機：９/９台
について、単体での絶縁抵抗測定［電力自主検査］
美浜１号機第１８、２２回定期検査、美浜２号
機第２０回定期検査：
代表電気ペネトレーション（美浜１号機：９/９台、美浜２号機：７/７台）について、単体での絶縁抵抗測定実施
結果：良

第２１回定期検査 第２１回定期検査時に 今回対象外
にて実施済
取替えを行う。取替えにあたっては，工場で付着塩分量管理を行った上で塗装した後に輸送することで外面への海塩粒子の付着を防止するとともに，炭素含有量の少ない材料を用いて溶接による鋭敏化を抑えて，耐応力腐食割れ性を向上したものとする。

第２１回定期検査時に燃料取換用水タンクの
取替え実施

備考

33

今後の取り組み

保全活動○現状保全及び長期保全計画に基づく保全を適切に実施していけば、現時点において、技術的には６０年間の運転は可能と考えられる。
○今後も継続して、新知見の反映や、必要な技術開発を行っていく。
○これらの活動は平成１５年度１０月の「実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則」の改正に伴い保安規定に要求された新たな品質保証や保守管理の規定に基づき実施

産学官の取り組み
総合調整機能を有する委員会(JNESに設置)等を通じ、産学官連携により高経年化対策の向上を図っていく

34