資料No.1

美浜、大飯、高浜発電所の運転状況等について
2024年 5月 17日

1目次
１．発電所の状況
２．新たな規制基準の既存の施設への適用（バックフィット）３．主な許認可審査状況
４．高浜3,4号機運転期間延⾧認可に係る審査状況
５．IAEA等の外部評価（SALTOレビューの実施状況）
６．これまでの保守管理と今後の保全

2

１．発電所の状況（運転・定期検査の状況）○昨年、高浜1,2号機が再稼動し、美浜3、大飯3,4、高浜1~4号機の７基運転に移行○2024年度は、設備利用率を85.0％で計画○美浜1,2号機、大飯1,2号機の廃止措置は計画通りに進捗
2023年度発電所

10/25解列▼

美浜
3号機

現時点

第27回
定期検査

2024年度
3月

９３．０％
6月

▼4/7並列８８．５％▼10/27並列
8/31解列▼

第27回
定期検査

第27回
定期検査

８６．７％
▼8/2並列

第26回
定期検査

７４．５％

2月

第20回
定期検査

6月

７９．０％
8月

９８．３％
9月
12月

７６．１%
11月

７６．６％

第28回
定期検査

第29回
定期検査

第28回
定期検査

2月

1月

第29回
定期検査

７３．８％

８１．９％
1月

▼12/25並列

７６．６％
12/16解列▼
高浜
4号機

７７．８％
12月

６６．２％
▼9/20並列

５５.２％
9/18解列▼
高浜
3号機

９６．１％

第19回
定期検査

大飯
4号機

８３．９％
8月

第21回
定期検査

第20回
定期検査

大飯
3号機

高浜
2号機

5月

第28回
定期検査

７９．１％

高浜
1号機

2025年度▼1/20並列

2/10解列▼

▼:実績
▽:予定

第27回
定期検査

未定

８０．４％
第25回
定期検査

▼4/26並列

未定
5月

第26回
定期検査

９３．８％

未定
※定期検査:解列~並列※下段:設備利用率

１６．１%

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２．新たな規制基準の既存の施設等への適用（バックフィット）
件名

概要

経過措置

許認可状況

原子炉制御室等の要員の呼気中の有毒ガス濃度を基準値以下にするために必要な設備を要求

施行から2年以降に最初の定期検査が終了するとき又は運転を開始するときまで

済み

高エネルギーアーク損傷（HEAF）対策

アーク放電による爆発や火災による損壊の拡大の防止のため、遮断機の遮断時間を適切に設定することを要求

施行から2年（非常用ディーゼル
発電機に接続される電気盤については4年）以降の最初の施設
定期検査の終了の日まで済み

地震時の燃料被覆材の放射性物質の閉じ込め(2017年9月11日施行）
機能に係る措置

地震時の燃料被覆管の閉じ込め機能の維持を明示的に要求2019年9月30日まで済み

地震時又は地震後に機能保持が要求される動(2017年11月15日施行）
的機器の明確化

審査経験を通じて明らかになった審査における確認方法について、基準適合性を判断するための方法として基準上明確化

2018年11月30日まで済み

降下火砕物（火山灰）対策

火山現象による影響が発生する場合等において、原子炉の冷却等を行うことができるよう対策を要求

2018年12月31日まで済み

柏崎刈羽発電所6/7号炉の新規制基準適合性審査を通じて得られた技術的知見の反映

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための対策等を新たに規制要求

2019年1月1日まで

済み

溢水による放射性物質を含んだ液体の管理区域(2018年2月20日施行)
外漏えい防止対策

放射性物質を含む液体を内包する配管、容器その他設備から、当該液体があふれ出た場合においても管理区域外への漏えいを防止することを要求

施行から1年（2019年2月19日
まで）済み

火災感知器の設置要件の明確化に係る対応原則として消防法令の設置要件と同等の要件に基づいて設置することなどを基準上明確化

施行から5年以降に最初の定期検査が終了するとき又は運転を開始するときまで済み

大山生竹テフラの噴出規模の見直し

大山火山の大山生竹テフラの噴出規模の見直し等を新知見として認定し、火山事象に係る想定・対策の見直しを要求

2019年12月27日までに設置変
更許可申請

済み

警報が発表されない可能性のある津波への対策

高浜発電所における津波警報が発表されない津波による影
響について確認したところ、安全上の影響が認められたことから、当該事象への対策を要求

2019年9月30日までに設置変
更許可申請

済み

震源を特定せず策定する地震動に係る標準応答スペクトルの取入れ(2021年4月21日施行)

地域的な特徴を極力低減させた普遍的な地震動レベルを設定するため、標準応答スペクトルを策定し、これに基づき基準
地震動の見直しを要求

施行から3年（2024年4月20日
まで）－(審査の結果見直し不要)

有毒ガス防護対策(2017年5月1日施行）(2017年8月8日施行）(2017年12月14日施行）(2017年12月14日施行)(2019年2月13日施行)(2019年6月19日施行)(2019年7月31日施行)

4

３．主な許認可審査状況○高経年化技術評価制度（運転期間延⾧認可制度）・⾧期施設管理計画制度
発電所

号機

区分

1
高浜

旧制度

件 名

2023年度

原子炉施設
保安規定変更認可（⾧期施設管理方針）
運転期間延⾧認可（保安規定含む）

3,4

2024年度●11/2申請●4/25申請★4/16補正申請●12/21申請

大飯

3,4

新制度

高経年化対策に係る⾧期施設管理計画認可

他のプラントについては、大飯3,4号機の審査状況を踏まえ、準備が出来次第、申請する予定○原子炉設置変更許可
発電所

号機

件名

2023年度原子炉設置変更許可
1,2,3,4
高浜

蒸気発生器取替工事（3,4)
蒸気発生器保管庫設置工事(3,4共用）
保修点検建屋設置工事（1,2,3,4共用）

1,2,3,4
使用済燃料乾式貯蔵施設の共用設置計画に係る原子炉設置変更許可

2024年度★2/13補正申請●4/25申請★4/11再補正申請●3/15申請

４．高浜3,4号機運転期間延⾧認可に係る審査状況(1/3)
 2023年4月25日に運転期間延⾧認可（保安規定含む）を申請
 これまでに計5回の審査会合を実施
 補正申請書を2024年4月16日に提出済み
内容:施設管理方針書（⾧期施設管理方針）の記載を適正化するとともに難燃PHケーブル（絶縁低下）について劣化状況評価書に記載されていた内容を施設管理方針書にも反映（追加）。
その他、劣化状況評価書等の記載充実・適正化も補正申請にあわせて実施。
＜審査会合実績＞
審査会合テーマ

審査会合

実施日

第1回

2023年6月1日「特別点検および劣化状況評価」の全体概要を説明

第2回

2023年9月5日「高浜3,4号機の特別点検の概要と結果」の説明

第3回

2023年10月10日 「共通事項、低サイクル疲労、絶縁低下」の評価内容説明

第4回

2023年12月14日「中性子照射脆化、照射誘起型応力腐食割れ（IASCC)、
熱時効、コンクリート構造物」の評価内容説明

第5回

2024年3月7日「耐震、耐津波安全性評価、追加した施設管理方針」の説明（第2回目以降は審査会合コメント回答も併せて実施）

5

４．高浜3,4号機運転期間延⾧認可に係る審査状況(2/3)＜審査会合での主な論点＞【蒸気発生器取替】○当社方針:蒸気発生器取替は、今後の⾧期運転に向けた信頼性向上を踏まえ、⾧期施設管理方針として実施。
○NRA意見:取替後の高経年化技術評価への影響も含め、再評価の検討を実施すること。

取替後の高経年化技術評価への影響確認は実施することとしているが、NRAとの議論も踏まえ、対応を明確化するため、⾧期施設管理方針へ含めることとした。
【難燃PHケーブルの取替】○当社方針:難燃PHケーブルの取替は、運転開始後50年までに実機環境を再測定し、実機
環境データを踏まえた評価結果により取替計画を策定することとしていたことから
現状保全として整理し、その旨を劣化状況評価書へ記載。
○NRA意見:⾧期施設管理方針としなくて良いのか確認すること。

現状保全と整理していたが、追加保全策として明確化することが適切と判断し、⾧期施設管理方針へ追加することとした。

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４．高浜3,4号機運転期間延⾧認可に係る審査状況(3/3)
高浜3,4号機 ⾧期施設管理方針No1

施設管理の項目
原子炉容器胴部（炉心領域部）の中性子照射脆化については、今後の原子炉の運転サイクル・照射量を勘案し

実施時期※
中長期

て第６回監視試験を実施する。
2

原子炉容器等の疲労割れについては、実績過渡回数の確認を継続的に実施し、運転開始後６０年時点の推定

長期過渡回数を上回らないことを確認する。
ステンレス鋼配管溶接部の施工条件に起因する内面からの粒界割れについて、2020年8月に確認された「大飯3発電所３号炉加圧器スプレイ配管溶接部における有意な指示」を踏まえて実施する知見拡充結果に基づき、第中長期

２７（４号：第２６）保全サイクルまで継続して実施する類似性の高い箇所に対する検査の結果も踏まえて、第２８（４号：第２７）保全サイクル以降の検査対象および頻度を検討し、供用期間中検査計画に反映を行う。
4

蒸気発生器については、取替計画に基づき取替を実施するとともに、高経年化技術評価への影響を確認する。

中長期

運転開始後６０年時点において絶縁低下の可能性が否定できない難燃ＰＨケーブルについては、運転開始後５5０年時点に至る前に布設エリア近傍の環境測定（温度および放射線量率）を実施し、その環境データを踏まえた

長期健全性の再評価を実施する。再評価の結果においても、運転開始後６０年時点における健全性が確認できない
場合は、評価期間に至る前に取替を実施する。

※（3号機）短期：２０２５年１月１７日からの５年間、中長期：２０２５年１月１７日からの１０年間、長期：２０２５年１月１７日からの２０年間（4号機）短期：２０２５年６月５日からの５年間、中長期：２０２５年６月５日からの１０年間、長期：２０２５年６月５日からの２０年間

7５．IAEA等の外部評価（SALTOレビューの実施状況）＜SALTOレビューの概要＞

 目的
美浜３号機の安全な⾧期運転に関して、客観的な評価や専門家からの更なる改善に向けたアドバイスを頂くことを目的として、SALTOレビュー（2024.4.16～25）を受けた。
 チーム構成
IAEAの職員およびIAEA加盟国の専門家 １１名（8ヶ国※）※:アメリカ、フランス、韓国、アルゼンチン、イギリス、スウェーデン、チェコ、フィンランド

 チームリーダの講評
チームリーダからは、レビューの終了会議で以下の講評を受けた。
•関西電力が安全な⾧期運転に向けた対策をタイムリーに実施していること、また、発電所の職員がプロ
フェッショナルかつオープンな姿勢で、改善のための提案を受け入れていることを観察した。
•経年劣化管理と⾧期運転活動の大半は、すでにＩＡＥＡの安全基準を満たしている。
•プラントがレビュー結果に対処し、安全な⾧期運転に向けて残りすべての活動を計画どおり実施することを奨励する。

今後のスケジュールレビューでの推奨事項に対する改善への取り組みを進め、約２年後（予定）のフォローアップレビューで改善状況を確認頂く予定
2016
美浜3号機
プラント状況
SALTO
レビュー

2021
40年目
運転期間
再稼働
延⾧認可

2022

2023

IAEAと
レビュー合意 ワークショップ

2024

2025

現在
模擬レビュー SALTOレビュー 報告書公表

2026
50年目
フォローアップ（約4日間）

レビュー結果のフォロー
2016.11,12

2021.72022.52022.112023.82024.4

2026年度 2026.11

8

５．IAEA等の外部評価（SALTOレビューの実施状況）

9＜レビュー結果＞
文書の調査や現場確認を踏まえた議論の結果、ＳＡＬＴＯチームより重要なものとして、良好事例を３つ、さらなる改善に向けた推奨事項３つの提言を受けた。

 良好事例〇設備等の設計の古さを特定し、管理するための総合的な方法を開発・導入している

国内のプラント間で設計の差を抽出し、安全向上につながる設計の差について改善に取り組むことを進めている点を評価〇原子炉格納容器の経年劣化管理等に関するベンチマーキングを行い、経年劣化管理を強化している
原子炉格納容器の点検等について、海外の点検内容や規格をベンチマークし、点検内容や規格策定に活用している点を評価〇社員の能力とスキルを向上させるために退職者をメンター（相談者）として効果的に活用している
60歳の定年を超えた社員を再雇用し、周りの社員のメンターとしての役割も担うことで、スキル伝承を行っている点を評価

 さらなる改善に向けた推奨事項〇⾧期運転プログラムのさらなる発展・実施を提案する

⾧期運転に向けた点検・改造工事等の保全や定期安全レビュー等の諸活動は概ね適切に実施されているが、⾧期運転を行うためという観点で、それらの活動が包括的に一つのプログラムにまとめられたものとなっていないことに関して改善を勧められた。

〇機械、電気、計装制御機器、土木構造物の経年劣化管理レビュープロセスの充実・実施を提案する

IAEAが推奨する経年劣化管理は、劣化を検知・把握するための検査、監視方法、それらの許容基準、水質管理等の予防措置等をまとめた包括的な管理プログラムを策定することを求めている。
当社は、検査、監視はメンテナンスプログラム、腐食防止に係る予防措置は水質管理プログラムで実施するなど対象の活動に対して個々にプログラムを定めて実施していることから、包括的なプログラムを策定し、活動をより確実にすることを勧められた。

〇過酷な条件に対する機器の耐性を確認するためのプログラムの改善を提案する

経年使用した機器の事故時環境や地震時における健全性の確認について、当社は機器点検等によって状態が維持されていることを確認しているが、更なる信頼性担保として実物を用いた試験や実際の条件での再評価を充実することを勧められた。

＜今後の予定＞IAEAがレビュー報告書をまとめ、上記を含む全ての良好事例、推奨事項が確定。関西電力が内容を公表する（約半年後予定）
また、これら推奨事項に対する改善（他発電所への水平展開含む）を進め、IAEAのフォローアップを受ける（約２年後予定）10

６．これまでの保守管理と今後の保全(1/4）＜これまでの保守管理（大型機器の取替実績等）＞
 発電所では設備・機器全てについて、保全計画に基づく保守管理を実施してきている。
 また、計画的に大型機器の取替も実施している。
 さらに、新規制基準の導入や、自主的な安全対策工事により、プラントの安全性が向上した。
蒸気発生器取替

原子炉容器上蓋取替

美浜3号機:1996年度
高浜1号機:1995~1996年度
高浜2号機:1996~1997年度
高浜3号機:2007~2008年度
高浜4号機:2007年度
大飯3号機:2006年度
大飯4号機:2011~2012年度

中央制御盤取替

美浜3号機:1996年度
高浜1号機:1995~1996年度
高浜2号機:1993~1994年度

原子炉格納容器美浜3号機:2021年度
高浜1号機:2023年度
高浜2号機:2023年度

加圧器

燃料取替用水タンク取替

低圧タービン取替

高圧タービン取替

美浜3号機:1994～1996年度
高浜1号機:1992~1994年度
高浜2号機:1993~1995年度
高浜3号機:2009~2010年度
高浜4号機:2009年度
大飯3号機:2010~2012年度
大飯4号機:2011~2012年度

美浜3号機:1996年度※
高浜1号機:2000年度※
高浜2号機:2002年度※
大飯3号機:2010~2012年度
大飯4号機:2011~2012年度※:翼環のみ取替

美浜3号機:2001年度
高浜1号機:2004年度
高浜2号機:2003年度

蒸気発生器

高圧給水
加熱器

タービン

発電機

燃料取替
用水タンク
主給水
ポンプ
原子炉容器

１次冷却材
ポンプ

復水器取替

低圧給水
加熱器

復水器

美浜3号機:2004～2006年度
高浜1号機:2002年度
高浜2号機:2003年度

放水口へ
循環水ポンプ

高燃焼度燃料導入
美浜3号機:2008年度
大飯3号機:2004年度
大飯4号機:2004年度

炉内構造物取替
美浜3号機:2021年度

タービン動補助
給水ポンプ

取水口から

復水タンク取替

高浜1号機:2023年度
高浜2号機:2023年度

復水タンク

６．これまでの保守管理と今後の保全(2/4)＜今後の保全＞ 今後、将来にわたり安全・安定運転を継続していくために、信頼性向上に向けた大型工事や、低レベル放射性廃棄物の搬出に向けて設備設置、また⾧期的なサプライチェーン確保の観点か
ら海外製品の国産化等を計画的に実施していく。
美浜発電所 （3号機）
 これまでに信頼性向上に向けた大型工事は実施しているが、⾧期的なサプライチェーン確保の観点から今後タービン動補助給水ポンプの国産化、ベイラ装置の設置を計画している。
高浜発電所 （1~4号機）
 これまでに主要な機器の取替えを順次実施しており、今後も⾧期的な信頼性確保の観点から、３，４号機では蒸気発生器、１，２号機では炉内構造物の取替えおよび、⾧期的なサプライチェーン確保の観点から今後タービン動補助給水ポンプの国産化を計画している。
 ⾧期的な廃棄物低減対策として、クリアランス作業等の取組みを円滑に行う（作業エリア確保）ため外部遮蔽壁保管庫の改造を計画している。
大飯発電所 （3､4号機）
 他の発電所と比較して設計が新しいため、現時点において蒸気発生器や炉内構造物などの取替えの予定は無い。
 ⾧期的な廃棄物対策として、使用済樹脂処理装置の設置を計画している。（他発電所は
設置済）

11

12

６．これまでの保守管理と今後の保全(3/4)＜今後の保全＞
原子炉格納容器

高燃焼度燃料導入

蒸気発生器取替
高浜3,4号機

高浜1,2号機※
高浜3,4号機

蒸気発生器保管庫設置

外部遮蔽壁保管庫改造

高浜3,4号機

高浜発電所

保修点検建屋設置
高浜発電所

※:許可済

加圧器
蒸気発生器

（クリアランス作業等のエリアを確保）

高圧給水
加熱器

タービン

発電機

燃料取替
用水タンク
主給水
ポンプ
１次冷却材
ポンプ

原子炉容器

高圧タービン取替※翼環のみ取替予定
高浜3,4号機
復水器

低圧給水
加熱器

放水口へ

炉内構造物取替
高浜1,2号機

ベイラ（圧縮減容）装置設置美浜3号機

使用済樹脂処理装置設置大飯3,4号機

循環水ポンプ
タービン動補助
給水ポンプ

復水タンク

タービン動補助給水ポンプ取替
美浜3号機
高浜1,2,3,4号機（放射性固体廃棄物を圧縮･減容）

取水口から

６．これまでの保守管理と今後の保全(4/4)

13＜今後の保全＞
区分

対象機器
炉内構造物

機器取替

目

的

海外で発生した不具合事象に鑑み、⾧期的な信頼性確保のため取替

タービン動補助給水 海外メーカ製品における部品供給確保の観点から国産化
ポンプ
高圧タービン
高圧タービンの翼環を耐食性に優れた材質へ変更

設備の信頼性
蒸気発生器
確保

伝熱管のPWSCC対策、⾧期的な信頼性や保守性を確保のため取替

ベイラ（圧縮減容） 部品製造中止による保守管理対策として、放射性固体廃棄物の減容設
装置
備の取替
運用管理

使用済樹脂処理装 放射性物質除去処理後の使用済樹脂を処理・減容する装置の設置
置
高燃焼度燃料

燃料の燃焼度向上による使用済燃料の発生量低減

発電所で発生、 外部遮蔽壁保管庫 クリアランス作業等の円滑化
貯蔵する放射 （改造）性廃棄物の低 蒸気発生器保管庫 蒸気発生器取替に伴い、旧蒸気発生器および工事廃材の保管のため設
減対策等
置

保修点検建屋

大型機器の点検等エリア確保のため設置

 供用期間中検査（ISI)について

維持規格に基づき、クラス１機器の容器（原子炉容器等）、管（１次冷却材管等）、ポンプ（１次冷却材ポンプ）および弁（加圧器安全弁系統等）については、運転開始30年以降の検査間隔※が10年間→7年間となる。

※6か月以上停止しているプラントは検査間隔を延⾧することができる

14
15
16
17

高浜1,2号機 炉内構造物（CI:Core Internal)取替

14〇目的:以下の理由から炉内構造物を取り替える。
①海外で発生した炉内構造物（CI）のバッフルフォーマボルト（BFB）における照射誘起型応力腐食
割れ（IASCC）事象に鑑み、⾧期的な信頼性を確保する必要がある。
②福井県原子力安全専門委員会において、高浜1,2号機の炉内構造物の早期取替えに関するご提言をいただいている。
③高浜１号機の50年目の高経年化技術評価において、向こう１０年間の⾧期施設管理方針として、
炉内構造物の取替を計画している（短期対策）。
〇概要:上部・下部CI一式を、先行機※で採用実績のある経年劣化対策を施した最新型に取り替える。
⇒IASCC対策 ①ボルト冷却穴の設置により、温度を低減 ※:伊方1,2号機、玄海1,2号機、美浜3号機②ボルトの⾧尺化により、発生応力を低減【炉内構造物の主な機能】
１．炉心（燃料集合体）の支持及び位置決め
２．制御棒クラスタの位置決め、案内及び保護
３．一次冷却材の流路形成及び流量の適正配分

燃料集合体

バッフルフォーマボルト

②⾧尺化

原子炉容器

〈原子炉容器他構造図〉

フォーマ板①ボルト冷却穴（バイパス流が通過） バッフル板

美浜3号機、高浜１～４号機 タービン動補助給水ポンプ（T/D-AFWP）取替○目的:T/D-AFWPは海外の中小企業で製造されており、今後、製造中止若しくは撤退による調達リスクがあるため、国産機への取替を行う。
○概要:海外製ポンプを国産ポンプに取り替える。（大飯3,4号機は国産機）
・基本性能（流量、揚程等）は現行機から変更はない。
・電源喪失事故（停電）時のポンプ起動の際に、現行機で必要な手動操作が不要となり、操作の簡素化が図れる。
【運用変更の概要】
停電時におけるポンプ起動時の蒸気加減弁の運用
現行機

取替後

【通常時】油ポンプ（電源要）による油圧により、蒸気加減弁を常時開の状態で 【通常時】電源を必要としないばねの伸び力により、蒸気加減弁を常時開の状態
待機で待機【停電時】油ポンプが停止し、蒸気加減弁が閉となるため、ポンプ起動前に手動で 【停電時】ばねの伸び力により蒸気加減弁は開であるため、ポンプ起動前の開操作開操作が必要
が不要
手動開操作
蒸気加減弁

蒸気加減弁

停電時
<主蒸気>

タービン
油ポンプ

<大気>

バネ

<主蒸気>

タービン

<蒸気発生器><蒸気発生器>
ポンプ【タービン動補助給水ポンプ】<復水タンク>

ポンプ【タービン動補助給水ポンプ】<大気><復水タンク>15

16

高浜3,4号機 高圧タービン取替(翼環のみ取替）○目的:美浜3号機および高浜1,2号機と同様に、信頼性向上の観点から、高圧タービンの翼環を、耐食性に優れた材質に変更する。
○概要:翼環の材質を炭素鋼から低合金鋼に変更し耐食性を向上
クロスオーバー管、再熱蒸気止め弁、インターセプト弁

主蒸気止め弁、蒸気加減弁

発電機

高圧タービン取替範囲
湿分分離過熱器

#1翼環
#2翼環
ローター
低圧タービン（取替済）

蒸気タービン・発電機 鳥瞰図

高圧タービン

車室
翼

高浜3,4号機 蒸気発生器取替

17○目的:高浜発電所３，４号機の蒸気発生器は、これまでの定期検査において伝熱管の応力腐食割れ(PWSCC)事象及び経年的に蓄積したスケールによる伝熱管の外面減肉事象が確認されていることから、⾧期的な信頼性や保守性を確保するために蒸気発生器を取り替える。
○概要:伝熱管の材料をインコネル600からPWSCCに強いインコネル690に変更するとともに、国内外で採用実績のある最新設計(54FⅡ型)の蒸気発生器に取り替える。
蒸気発生器の取替え
湿分分離器（二段）

蒸気
発生器
加圧器
1次冷却材
ポンプ

湿分分離器（一段）

気水分離器（大型）

気水分離器（小型）

給水内管:Ｊチューブ

給水内管:スプレイチューブ

振止め金具:２本組

振止め金具:３本組

伝熱管:インコネル600

伝熱管:インコネル690

Ni-15.5Cr-8Fe

Ni-29Cr-9Fe

原子炉
容器

原子炉容器
より

配管呼び径:31inch
材質:316系ステンレス鋼

1次冷却材
ポンプへ

蒸気発生器１基あたりの伝熱管本数:3,382本

蒸気発生器１基あたりの伝熱管本数:3,386本

取替え前（５１F型）

取替え後（５４ＦⅡ型）※美浜3号機、高浜1,2号機は取替済、大飯3,4号機は伝熱管材料が当初からインコネル690

PLM関連申請スケジュール（‘2023.10.2 長期施設管理計画のスケジュールに関するNRA面談資料‘から現時点での申請実績等を追記）▼11/2 PLM50申請（旧制度）▼4/25 PLM40申請（旧制度）▼12/21 大飯3,4長期施設管理計画申請（新制度）※美浜3、高浜2は準備中

参考1

第105回委員会
資料p16

５．新しい高経年化制度に基づく申請状況（現行制度と新制度の違い）

参考2

第105回委員会
資料p17

５．新しい高経年化制度に基づく申請状況（サプライチェーン等の管理）

参考3

参考4

高浜3,4号機 特別点検の結果
原子炉格納容器、コンクリート構造物

原子炉容器
①

⑤

原子炉格納施設④

原子炉格納施設等からコンクリートの
コアサンプル（約150本）を採取

②

原子炉
補助建屋
タービン建屋
原子炉
補助建屋③:原子炉格納容器:コンクリート構造物

特別点検期間:2022.9.22~2022.11.17
対象機器／構造物

原子炉容器

対象部位

着目する
劣化事象

データ採取期間

試験方法・結果(上段:3号機、下段:4号機)①一次冷却材ノズルコーナー部

疲労

2020.10～2021.1
2022.8～2022.10

渦流探傷試験の結果、欠陥等の異常は認められなかった。

②炉心領域の母材及び溶接部

中性子照射脆化

2020.9～2021.1
2022.8～2022.10

超音波探傷試験の結果、欠陥等の異常は認められなかった。

③炉内計装筒の溶接部及び内面

応力腐食割れ2020.9～2020.10
2022.7～2022.8

渦流探傷試験や目視試験の結果、欠陥等の異常は認められなかった。

原子炉格納容器④原子炉格納容器の鋼板

腐食

2020.2～2020.9
2020.10～2021.2

目視試験の結果、塗膜の状態に異常は認められなかった。

コンクリート構造物⑤原子炉格納施設 他

強度や遮蔽能力の低下

2021.11～2022.10
2021.11～2022.10

採取したコアサンプルによる各種試験の結果、強度や遮蔽能力等に異常は認められなかった。

運転開始35年以降に採取したデータを確認・評価した結果、異常は認められなかった。

高浜3,4号機 劣化状況評価の結果

参考5〇高浜3,4号機 劣化状況評価の結果
高浜3,4号機の安全上重要な機器及び構築物等に対して、延⾧しようとする期間（20年）の運転を想定した設備の健全性評価を実施し、問題のないことを確認した。
主要な劣化事象の評価結果を以下に示す。
原子炉容器の中性子照射脆化

中性子照射脆化による靭性の低下を考慮しても、原子炉容器が破壊に至らないことを確認

低サイクル疲労

運転操作による今後の金属疲労の蓄積を考慮しても、原子炉容器等の疲労割れが発生しないことを確認

コンクリートの強度低下及び 熱や放射線照射などの影響を考慮しても、コンクリートの強度低下及び遮主要な 遮蔽能力低下
蔽能力低下が生じないことを確認
劣化事象
熱や放射線照射などの影響を考慮しても、電気・計装品に有意な絶縁低電気・計装品の絶縁低下下が生じないことを確認
照射誘起型応力腐食割れ

中性子照射の影響を考慮しても照射誘起型応力腐食割れは発生せず、炉心の健全性に影響しないことを確認

２相ステンレス鋼の熱時効

熱時効による材料の劣化を考慮しても、１次冷却材管等が破壊に至らないことを確認参考6

高浜３号機 中性子照射脆化（その１）○評価対象機器：原子炉容器

母 材○監視試験の結果、関連温度の実測値は、日本電気協会規格(JEAC4201-2007/2013追補版)の国内脆化予測法に基づく予測の範囲内であり、特異な傾向は認められない。

ΔRTNDT実測値－ΔRTNDT計算値（℃）

健全性評価

ΔRTNDT実測値－ΔRTNDT計算値（℃）

・炉心領域部に含まれる範囲は下部胴（母材、溶接金属、熱影響部）
・運転開始後60年時点における中性子照射量が1.0×1017n/cm2（E>1MeV）を超える範囲に構造不連続部（ノズルコーナー部等）は含まれない

溶接金属

運転開始後60年時点
現時点（板厚の1/4深さ位置） （板厚の1/4深さ位置）

現時点
運転開始後60年時点（板厚の1/4深さ位置） （板厚の1/4深さ位置）

中性子照射量（×1019n/cm2,E>1MeV）

中性子照射量（×1019n/cm2,E>1MeV）

関連温度に係る監視試験結果
中性子照射量［E>1MeV］

母材

溶接金属

熱影響部

初期

0

-39

-50

-114

第１回

0.5

-34

-36

-99

第２回

3.1

-24

-26

-81

第３回

6.3

-7

-16

-57

第４回

9.0

12

11

-7

第５回※２

14.7

34

26

9

現時点
運転開始後60年時点（板厚の1/4深さ位置） （板厚の1/4深さ位置）

現時点
運転開始後60年時点（板厚の1/4深さ位置） （板厚の1/4深さ位置）

中性子照射量（×1019n/cm2,E>1MeV）

中性子照射量（×1019n/cm2,E>1MeV）

原子炉容器胴部（炉心領域部）の中性子照射脆化に対する関連温度の予測と監視試験結果の関係
原子炉容器胴部（炉心領域部）の中性子照射脆化に対する関連温度と上部棚吸収エネルギーの予測値※１ シャルピー衝撃試験における吸収エネルギーが41Jとなる温度。
※２ 第５回監視試験については中性子照射量がJEAC4201の国内脆化予測法の適用範囲を超えるため、適用範囲までの予測結果の傾向と第５回監視試
験結果を比較した結果、特異な脆化は生じていないと考えている。

化学成分（重量％）区

関連温度（℃）（×1019n/cm2）

関連温度（℃）

回数

Tr30 （℃）※１

分

Ｓｉ

Ｐ

Ｎｉ

Ｃｕ

Ｍｎ

Ｃ

母材

0.23

0.007

0.57

0.03

1.39

0.18

溶接金属

0.31

0.008

0.88

0.02

1.25

0.077

中性子照射量*1（×1019n/cm2）［Ｅ＞１MeV］

母 材

溶接金属

熱影響部

２０２１年
３月時点

2.98

6

-21

20

運転開始後
６０年時点

5.99

25

-2

38

評価時期

関 連 温 度*2（℃）*1:内表面から板厚の１／４深さでの中性子照射量*2:内表面から板厚の１／４深さでの予測値

参考7

高浜３号機 中性子照射脆化（その２）
健全性評価（続き）

上部棚吸収エネルギーの予測値（単位：Ｊ）○６０年運転時点での上部棚吸収エネルギーの予測値は、日本電気協会（JEAC4206-2007）で要求している６８Ｊ以上を満足している。
○原子炉容器の内面に保守的に大きな亀裂（深さ10mm）を仮定した状態で加圧熱衝撃事象（大破断LOCA等）の発生を想定したとしても、６０年運転時点における破壊に対する抵抗力（KIC）が破壊力（KI）を常に上回り、不安定破壊しないことを確認した。

方向

初期値

２０２１年
３月時点*1

運転開始後
６０年時点*1

材

Ｔ方向*２

213

195

191

溶接金
属

溶接線に
直角方向

184

174

169

母

*1:内表面から板厚の１／４深さでの予測値*2:試験片の長手方向が圧延方向に垂直

現状保全

KIc

KI、KIC （Mpa√ｍ）〇JEAC4201に基づき計画的に監視試験を実施している。
〇定期的に超音波探傷検査を実施し有意な欠陥がないことを確認している。
〇運転管理上の制限として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。
〇特別点検において、原子炉容器炉心領域部の母材及び溶接部に対して
超音波探傷検査を実施した結果、中性子照射脆化による脆性破壊の起点となるような有意な欠陥は認められなかった。

KI

総合評価
中性子照射脆化が機器の健全性に影響を与えることはない。
温

高経年化への対応〇今後の原子炉の運転サイクル・照射量を勘案して第６回監視試験を実施する。※

度（℃）

原子炉容器胴部（炉心領域部）中性子照射脆化に対する加圧熱衝撃評価結果

施設管理方針※原子力規制委員会「実用発電用原子炉の運転期間延長認可申請に係る運用ガイド」において、運転期間の延長を申請するプラントは“運転開始後４０年を経過する日から１０年以内の適切な評価が実施できる時期に監視試験片を取り出し、当該監視試験片に基づき行なう監視試験の計画”を施設管理方針として定めることが規定されている。

高浜４号機 中性子照射脆化（その１）○評価対象機器：原子炉容器

母 材○監視試験の結果、関連温度の実測値は、日本電気協会規格(JEAC4201-2007/2013追補版)の国内脆化予測法に基づく予測の範囲内であり、特異な傾向は認められない。

ΔRTNDT実測値－ΔRTNDT計算値（℃）

健全性評価

溶接金属

ΔRTNDT実測値－ΔRTNDT計算値（℃）

・炉心領域部に含まれる範囲は下部胴（母材、溶接金属、熱影響部）
・運転開始後60年時点における中性子照射量が1.0×1017n/cm2（E>1MeV）を超える範囲に構造不連続部（ノズルコーナー部等）は含まれない

参考8

現時点
運転開始後60年時点（板厚の1/4深さ位置） （板厚の1/4深さ位置）

運転開始後60年時点
現時点（板厚の1/4深さ位置） （板厚の1/4深さ位置）

中性子照射量（×1019n/cm2,E>1MeV）

中性子照射量（×1019n/cm2,E>1MeV）

関連温度に係る監視試験結果
中性子照射量［E>1MeV］

母材

溶接金属

熱影響部

初期

0

-48

-53

-96

第１回

0.5

-38

-35

-95

第２回

3.1

-21

-28

-87

第３回

6.4

6

-12

-51

第４回

10.0

41

3

-19

第５回※２

14.0

66

28

5

現時点
運転開始後60年時点（板厚の1/4深さ位置） （板厚の1/4深さ位置）

現時点
運転開始後60年時点（板厚の1/4深さ位置） （板厚の1/4深さ位置）

中性子照射量（×1019n/cm2,E>1MeV）

中性子照射量（×1019n/cm2,E>1MeV）

原子炉容器胴部（炉心領域部）の中性子照射脆化に対する関連温度の予測と監視試験結果の関係
原子炉容器胴部（炉心領域部）の中性子照射脆化に対する関連温度と上部棚吸収エネルギーの予測値※１ シャルピー衝撃試験における吸収エネルギーが41Jとなる温度。
※２ 第５回監視試験については中性子照射量がJEAC4201の国内脆化予測法の適用範囲を超えるため、適用範囲までの予測結果の傾向と第５回監視試
験結果を比較した結果、特異な脆化は生じていないと考えている。

化学成分（重量％）区

関連温度（℃）（×1019n/cm2）

関連温度（℃）

回数

Tr30 （℃）※１

分

Ｓｉ

Ｐ

Ｎｉ

Ｃｕ

Ｍｎ

Ｃ

母材

0.26

0.005

0.58

0.050

1.37

0.21

溶接金属

0.29

0.007

0.86

0.014

1.22

0.065

中性子照射量*1（×1019n/cm2）［Ｅ＞１MeV］

母 材

溶接金属

熱影響部

２０２１年
３月時点

2.95

20

-21

3

運転開始後
６０年時点

5.99

40

-2

23

評価時期

関 連 温 度*2（℃）*1:内表面から板厚の１／４深さでの中性子照射量*2:内表面から板厚の１／４深さでの予測値

参考9

高浜４号機 中性子照射脆化（その２）
健全性評価（続き）

上部棚吸収エネルギーの予測値（単位：Ｊ）○６０年運転時点での上部棚吸収エネルギーの予測値は、日本電気協会（JEAC4206-2007）で要求している６８Ｊ以上を満足している。
○原子炉容器の内面に保守的に大きな亀裂（深さ10mm）を仮定した状態で加圧熱衝撃事象（大破断LOCA等）の発生を想定したとしても、６０年運転時点における破壊に対する抵抗力（KIC）が破壊力（KI）を常に上回り、不安定破壊しないことを確認した。

方向

初期値

２０２１年
３月時点*1

運転開始後
６０年時点*1

材

Ｔ方向*２

190

182

179

溶接金
属

溶接線に
直角方向

226

215

209

母

*1:内表面から板厚の１／４深さでの予測値*2:試験片の長手方向が圧延方向に垂直

現状保全

KIc

KI、KIC （Mpa√ｍ）〇JEAC4201に基づき計画的に監視試験を実施している。
〇定期的に超音波探傷検査を実施し有意な欠陥がないことを確認している。
〇運転管理上の制限として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。
〇特別点検において、原子炉容器炉心領域部の母材及び溶接部に対して
超音波探傷検査を実施した結果、中性子照射脆化による脆性破壊の起点となるような有意な欠陥は認められなかった。

KI

総合評価
中性子照射脆化が機器の健全性に影響を与えることはない。
温

高経年化への対応〇今後の原子炉の運転サイクル・照射量を勘案して第６回監視試験を実施する。※

度（℃）

原子炉容器胴部（炉心領域部）中性子照射脆化に対する加圧熱衝撃評価結果

施設管理方針※原子力規制委員会「実用発電用原子炉の運転期間延長認可申請に係る運用ガイド」において、運転期間の延長を申請するプラントは“運転開始後４０年を経過する日から１０年以内の適切な評価が実施できる時期に監視試験片を取り出し、当該監視試験片に基づき行なう監視試験の計画”を施設管理方針として定めることが規定されている。

３０年目評価と４０年目評価の比較（加圧熱衝撃評価）

参考10

高浜３，４号炉の加圧熱衝撃評価（ＰＴＳ評価）について、３０年目の評価と４０年目の評価を比較した結果を以下に示す。
①ＰＬＭ３０時点の評価（JEAC4201-2007[2013年追補版]を用いた評価）②ＰＬＭ４０時点の評価（JEAC4201-2007[2013年追補版]を用いた評価）
いずれの評価でも、６０年運転時点における破壊に対する抵抗力（ＫＩＣ）が破壊力（ＫＩ）を常に上回り、原子炉容器の６０年時点の健全性を確認できている。
６０年時点における原子炉容器内表面の中性子照射量（n/cm2［Ｅ＞１MeV］）
高浜3号炉

高浜4号炉

①PLM30年時点の想定

9.55×10^19

10.77×10^19②PLM40年時点の想定

9.54×10^19

9.53×10^19※①PLM30では第4回監視試験で得られた中性子照射量（中性子束）を反映し、②PLM40では第5回監視試験で得られた中性子
照射量（中性子束）を反映している。いずれも評価時点以降の稼働率は90％として60年時点の照射量を想定している。

②

②

温度（℃）

高浜３号炉 ＰＴＳ評価結果の比較

KI、KIC（Mpa√m）

KI、KIC（Mpa√m）

①

①

温度（℃）

高浜４号炉 ＰＴＳ評価結果の比較

高浜3号機 低サイクル疲労

参考11○ 評価対象機器：原子炉容器、蒸気発生器、１次冷却材ポンプ 等【評価例】： 原子炉容器
健全性評価
プラント実績過渡回数から、６０年時点の過渡回数を推定し、劣化が進展すると仮定した場合の６０年時点での疲
労累積係数を評価（環境を考慮した評価も実施）。

現状保全＊１：「設計・建設規格」に基づく疲労評価対象部位＊２：「環境疲労評価手法」に基づく疲労評価対象部位○定期的な超音波探傷検査等の非破壊検査や、漏えい試験で健全性を確認している。
○特別点検において、原子炉容器出入口管台に対して渦流探傷検査を実施した結果、有意な欠陥は認められなかった。

総合評価
疲労割れが問題となる可能性はない。
また、保全内容も適切である。

高経年化への対応
原子炉容器の冷却材出入口管台等の疲労割れについては、現状保全項目として、実績過渡回数に基づく評価を継続的に実施していく。

施設管理方針原子炉容器 冷却材出入口管台等の疲労評価対象部位
原子炉容器の疲労評価結果
評価対象部位
冷却材入口管台
冷却材出口管台
蓋用管台
空気抜用管台
炉内計装筒
上部蓋および上部胴フランジ
下部胴・下部鏡接続部
炉心支持金物
スタッドボルト

疲労累積係数（許容値：１以下）
設計・建設規格による解析
０．０３７
０．０４５
０．１１０
０．０１３
０．１１６
０．００８
０．００５
０．００６
０．３６３

環境疲労評価手法による解析
０．００１＊３
０．００１＊３
０．００１＊３
０．００１＊３
０．００２＊３―＊４―＊４
０．００１＊３―＊４＊３：炉水環境にある箇所に絞り評価を実施しているため、設計・建設規格による解析評価対象箇所とは異なる。
＊４：非接液部（炉水環境となる部位はない）

高浜4号機 低サイクル疲労

参考12○ 評価対象機器：原子炉容器、蒸気発生器、１次冷却材ポンプ 等【評価例】： 原子炉容器
健全性評価
プラント実績過渡回数から、６０年時点の過渡回数を推定し、劣化が進展すると仮定した場合の６０年時点での疲
労累積係数を評価（環境を考慮した評価も実施）。

現状保全＊１：「設計・建設規格」に基づく疲労評価対象部位＊２：「環境疲労評価手法」に基づく疲労評価対象部位○定期的な超音波探傷検査等の非破壊検査や、漏えい試験で健全性を確認している。
○特別点検において、原子炉容器出入口管台に対して渦流探傷検査を実施した結果、有意な欠陥は認められなかった。

総合評価
疲労割れが問題となる可能性はない。
また、保全内容も適切である。

高経年化への対応
原子炉容器の冷却材出入口管台等の疲労割れについては、現状保全項目として、実績過渡回数に基づく評価を継続的に実施していく。

施設管理方針原子炉容器 冷却材出入口管台等の疲労評価対象部位
原子炉容器の疲労評価結果
評価対象部位
冷却材入口管台
冷却材出口管台
蓋用管台
空気抜用管台
炉内計装筒
上部蓋および上部胴フランジ
下部胴・下部鏡接続部
炉心支持金物
スタッドボルト

疲労累積係数（許容値：１以下）
設計・建設規格による解析
０．０３９
０．０４３
０．１２２
０．０１４
０．１２０
０．００８
０．００５
０．００６
０．３７２

環境疲労評価手法による解析
０．００１＊３
０．００１＊３
０．００１＊３
０．００２＊３
０．００２＊３―＊４―＊４
０．００１＊３―＊４＊３：炉水環境にある箇所に絞り評価を実施しているため、設計・建設規格による解析評価対象箇所とは異なる。
＊４：非接液部（炉水環境となる部位はない）

高浜3号機 コンクリートの強度低下及び遮蔽能力低下

参考13○ 評価対象構造物：外部遮蔽壁、内部コンクリート、原子炉格納施設基礎等
健全性評価
運転開始後60年経過時点までの供用を想定し、熱、放射線照
射、中性化、塩分浸透、機械振動、アルカリ骨材反応等の影響を特別点検の結果を踏まえて評価し、要求値を満足していることを確認している。
１．コンクリートの強度低下【評価例】： 中性化
・特別点検による中性化深さの測定結果①を踏まえて、中性化深さを推定する速度式を用いて推定した運転開始後60年経過
時点の中性化深さ②は、鉄筋が腐食し始める時の中性化深さ③を下回っている。

コンクリートの中性化深さの評価結果
中性化深さ(cm)
①測定値
調査時点

③鉄筋が
腐食し始める時
②推定値の
の
最大値
中性化深さ
運転開始後
（cm）
60年経過時点

原子炉補助建屋（基礎マット）

２．４

３．１

６．０

原子炉補助建屋（内壁及び床）

０．３

４．０

６．０

取水構造物
（気中帯）

０．５

０．７

８．５

原子炉補助建屋（１・２号炉）（基礎マット）

３．５

５．８

１０．０

取水構造物（１・２号炉）
（気中帯）

０．４

３．０

８．５

【評価例】： 熱２．コンクリートの遮蔽能力低下
・温度分布解析の結果、最高温度は約56℃で温度制限値（中性子遮蔽88℃、ガンマ線遮蔽177℃）を下回っている。また、特別点検において、より保守的に乾燥単位容積質量を確認した結果、放射線障害を防止するために必要な遮蔽能力を担保する値を上回
っている。

現状保全
○定期的にコンクリート表面のひび割れ、塗膜の劣化などの目視確認を実施し、強度に支障をきたす有意な欠陥がない
ことを確認し、必要に応じて塗装の塗替えなどの補修を実施している。
○コンクリートの強度については、非破壊検査等を実施し、急激な経年劣化が生じていないことを確認している。

総合評価
健全性評価結果から判断して、今後、強度低下が急激に発生する可能性は極めて小さく、遮蔽能力低下の可能性はないと考えられる。
また、保全内容も適切である。

高経年化への対応
現状保全項目に高経年化対策の観点から追加すべきものはない。

高浜4号機 コンクリートの強度低下及び遮蔽能力低下

参考14○ 評価対象構造物：外部遮蔽壁、内部コンクリート、原子炉格納施設基礎等
健全性評価

２．コンクリートの遮蔽能力低下

運転開始後60年経過時点までの供用を想定し、熱、放射線照
射、中性化、塩分浸透、機械振動、アルカリ骨材反応等の影響を特別点検の結果を踏まえて評価し、要求値を満足していることを確認している。
１．コンクリートの強度低下【評価例】： 中性化

・特別点検による中性化深さの測定結果①を踏まえて、中性化深さを推定する速度式を用いて推定した運転開始後60年経過
時点の中性化深さ②は、鉄筋が腐食し始める時の中性化深さ③を下回っている。

コンクリートの中性化深さの評価結果
中性化深さ(cm)
①測定値
調査時点

③鉄筋が
腐食し始める時
②推定値の
の
最大値
中性化深さ
運転開始後
（cm）
60年経過時点【評価例】： 熱・温度分布解析の結果、最高温度は約56℃で温度制限値（中性子遮蔽88℃、ガンマ線遮蔽177℃）を下回っている。また、特別点検において、より保守的に乾燥単位容積質量を確認した結果、放射線障害を防止するために必要な遮蔽能力を担保する値を上回
っている。

現状保全
○定期的にコンクリート表面のひび割れ、塗膜の劣化などの目視確認を実施し、強度に支障をきたす有意な欠陥がないことを確認し、必要に応じて塗装の塗替えなどの補修を実施している。
○コンクリートの強度については、非破壊検査等を実施し、急激な経年劣化が生じていないことを確認している。

総合評価

タービン建屋（タービン架台）

３．９

５．０

８．５

内部コンクリート（ループ室）

０．２

３．０

８．８

取水構造物
（気中帯）

０．５

０．７

８．５

原子炉補助建屋（１・２号炉）（基礎マット）

３．５

５．８

１０．０

高経年化への対応

取水構造物（１・２号炉）
（気中帯）

０．４

８．５

現状保全項目に高経年化対策の観点から追加すべきものは
ない。

３．０

健全性評価結果から判断して、今後、強度低下が急激に発生する可能性は極めて小さく、遮蔽能力低下の可能性はないと考えられる。
また、保全内容も適切である。

高浜3号機 電気・計装品の絶縁低下および気密性低下（その１） 参考15
○ 評価対象機器：電気ペネトレーション、ケーブル等【評価例（手順）】： 電気ペネトレーション（LV型）
供試体

設計基準事故
▼
通常運転環
境

絶
縁
性
能

通常運転相当の劣化傾向は
緩やか

事故環境

初期値

加速熱劣化

通常運転時相当の加速熱劣化

事故時雰囲気暴露により、
性能低下は
急速に進展

放射線照射

通常運転時相当および設計基準事故、または通常運転時相当および重大事故等時の線量を包絡する放射線照射

許容値

運転期間

絶縁低下のイメージ図（通常時＋事故時）

事故時
雰囲気暴露

放射線を除く設計基準事故または重大事
故等時条件を包絡する蒸気暴露試験

判

耐電圧試験※１、漏えい量確認試験※２

定※１絶縁低下の確認※２気密性低下の確認

長期健全性試験手順

事故時雰囲気内で機能要求のある電気ペネトレーション（ＬＶ型）は、６０年間の通常運転環境とその後の事故時雰囲気内での経年劣化を模擬した長期健全性試験にて、絶縁低下および原
子炉格納容器バウンダリ機能に係る気密性低下（以下、「気密性低下」という）についての健全性評価を行なっている。

高浜3号機 電気・計装品の絶縁低下および気密性低下（その２） 参考16
長期健全性試験条件【評価例（結果）】： 電気ペネトレーション（LV型）（絶縁低下、気密性低下）
健全性評価
IEEE Std.317-2013に準拠した長期健全性試験による評価を実施した結果、運転開始後６０年時点においても設計基準事故時および重大事故等時に絶縁機能ならびに原子炉格納容器バウンダリ機能に係る気密性を維持できる。

現状保全
絶縁低下に対しては定期的に系統機器の動作確認
またはケーブルを含めた絶縁抵抗測定を行い、機器の健全性を確認している。
気密性低下に対しては、定期的に原子炉格納容器
漏えい率試験および電気ペネトレーションに封入しているＮ２ガスの圧力確認を行い、機器の健全性を確認
している。

加速
熱劣化

熱劣化：
110℃－218日間*1
熱サイクル：
71～107℃－20日間

40℃*2－60年

放射線照射1,500kGy(10kGy/h以下)

通常運転相当：0.106kGy*3
設計基準事故時線量：675kGy
重大事故等時線量：500kGy

事故時
雰囲気
暴露

最高温度：190℃
最高圧力：
0.45MPa[gage]
試験時間：7日間

設計基準事故時：約125℃（最高温度）：約0.25MPa[gage]（最高圧力）
重大事故等時：約138℃（最高温度）：約0.35MPa[gage]（最高圧力）＊1：熱サイクル試験による劣化（71～107℃－20日間）に、使用条件40℃－60年に相当する熱劣化となるよう、通常の熱劣化（110℃－218日間）を加えた。
＊2：電気ペネトレーションの周囲温度（約38℃）に若干の余裕を加えた温度＊3：原子炉格納容器内電気ペネトレーション近傍で最も放射線レベルが高い区域の空間線量率は0.2mGy/hであり、この値より60年間の平常時の集積線量を評価す
ると、0.2［mGy/h］×（24×365.25）[h/y]×60［y］＝0.106kGy となる。

総合評価
劣化部位の経年劣化による絶縁低下または気密性低下により機器の健全性に影響を与える可能性はない。

長期健全性試験結果
項

目

耐電圧試験

高経年化への対応
現状保全項目に高経年化対策の観点から追加すべきものはない。

60年間の通常運転時の使用条件に基づく劣化条件、
設計基準事故時・重大事故等時の環境条件

試験条件

試 験 条 件課電電圧 ：
C-1S間 1,500V／1分間
1S-2S間 500V／1分間

判

定
良

目

試験前*4

試験後*5

判定基準

漏えい量
確認試験

6.9×10-5

6.7×10-4

1.0×10-3
cm3/sec以下項

cm3/sec以下

cm3/sec＊4：
加速熱劣化前＊5：
事故時雰囲気暴露後

高浜3号機 電気・計装品の絶縁低下および気密性低下（その３） 参考17
【評価例（結果）】： 低圧ケーブル（難燃ＰＨケーブル）（絶縁低下）

長期健全性試験条件

健全性評価
電気学会推奨案等に基づく長期健全性試験による評価を実施した結果、運転開始後６０年時点においても設計基準事故時および重大事故等時に絶縁機能を維持できる。

通
常
運
転
時
相
当

現状保全
定期的に系統機器の動作確認、または絶縁抵
抗測定を行い異常のないことを確認している。
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。
高経年化への対応
現状保全項目に高経年化対策の観点から追加すべきものはない。

事
故
時
蒸
気
暴
露
試
験

温度

放射線
（集積線量）

試験条件

６０年間の通常運転時の使用条件に基づく劣化条件、設計基準事故時または重大事故等時の環境条件

140℃－
9日

111℃－9日（＝56℃※1－60年）

500kGy231kGy※2(7.3kGy/h以下)

1,500kGy

放射線（集積線量）(7.3kGy/h以下)

190℃

温度

（最高温度）

0.41MPa[gage]（最高圧力）

圧力

設計基準事故時：675kGy
重大事故等時 ：500kGy
設計基準事故時：
約125℃（最高温度）
重大事故等時：約138℃（最高温度）
設計基準事故時：約0.25MPa[gage]（最高圧力）
重大事故等時：約0.35MPa[gage]（最高圧力）※１ 設計基準事故または重大事故等を考慮する原子炉格納容器内難燃PHケーブル布設箇所
周囲の平均温度に、通電による温度上昇等を考慮した各布設エリアの温度を包絡する温度として設定した。
※２ 0.4375[Gy/h]×(24×365.25)[h/y]×60[y]＝231kGy

長期健全性試験結果
項 目
屈曲浸水
耐電圧試験

試 験 条 件
供試体外径：11.5mm
マンドレル径：400mm
絶縁厚さ：0.8mm
課電電圧：2.6kV/5分間

判 定良高浜4号機 電気・計装品の絶縁低下および気密性低下（その１） 参考18
○ 評価対象機器：電気ペネトレーション、ケーブル等【評価例（手順）】： 電気ペネトレーション（LV型）
供試体

設計基準事故
▼
通常運転環
境

絶
縁
性
能

通常運転相当の劣化傾向は
緩やか

事故環境

初期値

加速熱劣化

通常運転時相当の加速熱劣化

事故時雰囲気暴露により、
性能低下は
急速に進展

放射線照射

通常運転時相当および設計基準事故、または通常運転時相当および重大事故等時の線量を包絡する放射線照射

許容値

運転期間

絶縁低下のイメージ図（通常時＋事故時）

事故時
雰囲気暴露

放射線を除く設計基準事故または重大事
故等時条件を包絡する蒸気暴露試験

判

耐電圧試験※１、漏えい量確認試験※２

定※１絶縁低下の確認※２気密性低下の確認

長期健全性試験手順

事故時雰囲気内で機能要求のある電気ペネトレーション（ＬＶ型）は、６０年間の通常運転環境とその後の事故時雰囲気内での経年劣化を模擬した長期健全性試験にて、絶縁低下および原
子炉格納容器バウンダリ機能に係る気密性低下（以下、「気密性低下」という）についての健全性評価を行なっている。

高浜4号機 電気・計装品の絶縁低下および気密性低下（その２） 参考19
長期健全性試験条件【評価例（結果）】： 電気ペネトレーション（LV型）（絶縁低下、気密性低下）
健全性評価
IEEE Std.317-2013に準拠した長期健全性試験による評価を実施した結果、運転開始後６０年時点においても設計基準事故時および重大事故等時に絶縁機能ならびに原子炉格納容器バウンダリ機能に係る気密性を維持できる。

現状保全
絶縁低下に対しては定期的に系統機器の動作確認
またはケーブルを含めた絶縁抵抗測定を行い、機器の健全性を確認している。
気密性低下に対しては、定期的に原子炉格納容器
漏えい率試験および電気ペネトレーションに封入しているＮ２ガスの圧力確認を行い、機器の健全性を確認
している。

加速
熱劣化

熱劣化：
110℃－218日間*1
熱サイクル：
71～107℃－20日間

40℃*2－60年

放射線照射1,500kGy(10kGy/h以下)

通常運転相当：0.368kGy*3
設計基準事故時線量：675kGy
重大事故等時線量：500kGy

事故時
雰囲気
暴露

最高温度：190℃
最高圧力：
0.45MPa[gage]
試験時間：7日間

設計基準事故時：約125℃（最高温度）：約0.25MPa[gage]（最高圧力）
重大事故等時：約138℃（最高温度）：約0.35MPa[gage]（最高圧力）＊1：熱サイクル試験による劣化（71～107℃－20日間）に、使用条件40℃－60年に相当する熱劣化となるよう、通常の熱劣化（110℃－218日間）を加えた。
＊2：電気ペネトレーションの周囲温度（約36℃）に若干の余裕を加えた温度＊3：原子炉格納容器内電気ペネトレーション近傍で最も放射線レベルが高い区域の空間線量率は0.7mGy/hであり、この値より60年間の平常時の集積線量を評価す
ると、0.7［mGy/h］×（24×365.25）[h/y]×60［y］＝0.368kGy となる。

総合評価
劣化部位の経年劣化による絶縁低下または気密性低下により機器の健全性に影響を与える可能性はない。

長期健全性試験結果
項

目

耐電圧試験

高経年化への対応
現状保全項目に高経年化対策の観点から追加すべきものはない。

60年間の通常運転時の使用条件に基づく劣化条件、
設計基準事故時・重大事故等時の環境条件

試験条件

試 験 条 件課電電圧 ：
C-1S間 1,500V／1分間
1S-2S間 500V／1分間

判

定
良

目

試験前*4

試験後*5

判定基準

漏えい量
確認試験

6.9×10-5

6.7×10-4

1.0×10-3
cm3/sec以下項

cm3/sec以下

cm3/sec＊4：
加速熱劣化前＊5：
事故時雰囲気暴露後

高浜4号機 電気・計装品の絶縁低下および気密性低下（その３） 参考20
【評価例（結果）】： 低圧ケーブル（難燃ＰＨケーブル）（絶縁低下）

長期健全性試験条件

健全性評価
電気学会推奨案等に基づく長期健全性試験による評価を実施した結果、運転開始後６０年時点においても設計基準事故時および重大事故等時に絶縁機能を維持できる。

通
常
運
転
時
相
当

現状保全
定期的に系統機器の動作確認、または絶縁抵
抗測定を行い異常のないことを確認している。
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。
高経年化への対応
現状保全項目に高経年化対策の観点から追加すべきものはない。

事
故
時
蒸
気
暴
露
試
験

温度
放射線
（集積線量）

試験条件

６０年間の通常運転時の使用条件に基づく劣化条件、設計基準事故時または重大事故等時の環境条件

140℃－
9日

105℃－9日（＝51℃※1－60年）

500kGy90kGy※2(7.3kGy/h以下)

1,500kGy

放射線（集積線量）(7.3kGy/h以下)

190℃

温度

（最高温度）

0.41MPa[gage]（最高圧力）

圧力

設計基準事故時：675kGy
重大事故等時 ：500kGy
設計基準事故時：
約125℃（最高温度）
重大事故等時：約138℃（最高温度）
設計基準事故時：約0.25MPa[gage]（最高圧力）
重大事故等時：約0.35MPa[gage]（最高圧力）※１ 設計基準事故または重大事故等を考慮する原子炉格納容器内難燃PHケーブル布設箇所
周囲の平均温度に、通電による温度上昇等を考慮した各布設エリアの温度を包絡する温度として設定した。
※２ 0.1696[Gy/h]×(24×365.25)[h/y]×60[y]＝90kGy

長期健全性試験結果
項 目
屈曲浸水
耐電圧試験

試 験 条 件
供試体外径：11.5mm
マンドレル径：400mm
絶縁厚さ：0.8mm
課電電圧：2.6kV/5分間

判 定良高浜3号機 照射誘起型応力腐食割れ

参考21○ 評価対象機器：炉内構造物（炉心バッフル、炉心そう、バッフルフォーマボルト 等）【評価例】： バッフルフォーマボルト

原子炉容器

健全性評価

炉心そう

バッフルフォーマボルト
炉心そう

バッフルフォーマボルトについては、原子力安全基盤機構「照射誘起応力腐食割れ（IASCC）評価技術」事業で得られた最新知見を用いて評価した結果、運転開始後６０年時点でのボルトの損傷本数は「日本機械学会 維持規格」に規定される管理損
傷ボルト数（全体の20%）以下であり、安全に関わる機能を維
持できる。

現状保全

バッフル板
フォーマ板

フォーマ板 バッフル板
冷却孔
フォーマ板

○バッフルフォーマボルトに対して第９回定期検査時(1995年度～ 1996年度) に超音波探傷検査を実施。有意な指示なし。
○定期的に水中テレビカメラによる可視範囲の目視検査を実施
し、異常（ボルトのゆるみ、脱落等）がないことを確認している。

総合評価
バッフルフォーマボルトの損傷が炉心の健全性に影響を与える可能性は小さい。

バッフルフォーマボルト
バッフル板

ﾊﾞｯﾌﾙ構造（ﾊﾞｯﾌﾙ板、ﾌｫｰﾏ板）

バッフルフォーマボルト構造図

高経年化への対応
バッフルフォーマボルトの可視範囲について定期的に水中テレビカメラによる目視確認を実施していく。

高浜4号機 照射誘起型応力腐食割れ

参考22○ 評価対象機器：炉内構造物（炉心バッフル、炉心そう、バッフルフォーマボルト 等）【評価例】： バッフルフォーマボルト

原子炉容器

健全性評価

炉心そう

バッフルフォーマボルト
炉心そう

バッフルフォーマボルトについては、原子力安全基盤機構「照射誘起応力腐食割れ（IASCC）評価技術」事業で得られた最新知見を用いて評価した結果、運転開始後６０年時点でのボルトの損傷本数は「日本機械学会 維持規格」に規定される管理損
傷ボルト数（全体の20%）以下であり、安全に関わる機能を維
持できる。

現状保全

バッフル板
フォーマ板

フォーマ板 バッフル板
冷却孔
フォーマ板

○高浜４号炉と同一設計の高浜３号炉において、バッフルフォー
マボルトに対して第９回定期検査時(1995年度～ 1996年度)に超音波探傷検査を実施。有意な指示なし。
○定期的に水中テレビカメラによる可視範囲の目視検査を実施
し、異常（ボルトのゆるみ、脱落等）がないことを確認している。

総合評価
バッフルフォーマボルト
バッフル板

バッフルフォーマボルトの損傷が炉心の健全性に影響を与える可能性は小さい。

高経年化への対応
ﾊﾞｯﾌﾙ構造（ﾊﾞｯﾌﾙ板、ﾌｫｰﾏ板）

バッフルフォーマボルト構造図

バッフルフォーマボルトの可視範囲について定期的に水中テレビカメラによる目視確認を実施していく。

高浜3号機 ２相ステンレス鋼の熱時効【評価例】： １次冷却材管
健全性評価
運転開始後６０年時点までの疲労亀裂進展長さを考慮した評価用亀裂を想定しても、材料の亀裂進展抵抗（ Jmat ）と亀裂進展力（ Japp ）の交点において Jmat の
傾きが Japp の傾きを上回 ることか ら、配管は不安定
破壊することはなく、健全性評価上問題とならない。

ホットレグ直管の例（フェライト量 18.0％，応力 約169MPa）

Ｊａｐｐ，Ｊｍａｔ（ＫＪ／ｍ２）○評価対象機器：１次冷却材管、
１次冷却材ポンプケーシング 等

参考23（亀裂進展抵抗）（亀裂進展力）dJ mat dJ app
dada
at J mat  J app

亀裂半長（ｍｍ）
評価用亀裂半長

現状保全

ホットレグ直管

定期的に溶接部の超音波探傷検査を実施し、評価で想定した亀裂のないことを確認している。

総合評価

① 直管

１次冷却材管の熱時効が問題となる可能性はない。
また、保全内容も適切である。

② エルボ
図中③～⑨は管台等を示す高経年化への対応
現状保全項目に高経年化対策の観点から追加すべきものはない。

１次冷却材管概要図

高浜4号機 ２相ステンレス鋼の熱時効【評価例】： １次冷却材管
健全性評価
運転開始後６０年時点までの疲労亀裂進展長さを考慮した評価用き裂を想定しても、材料の亀裂進展抵抗（ Jmat ）と亀裂進展力（ Japp ）の交点において Jmat の
傾きが Japp の傾きを上回 ることか ら、配管は不安定
破壊することはなく、健全性評価上問題とならない。

ホットレグ直管の例

Ｊａｐｐ、Ｊｍａｔ（ＫＪ／ｍ２）○評価対象機器：１次冷却材管、
１次冷却材ポンプケーシング 等

参考24（フェライト量 17.2％、応力 約169MPa）（亀裂進展抵抗）（亀裂進展力）dJ mat dJ app
dada
at J mat  J app

亀裂半長（ｍｍ）
評価用亀裂半長

現状保全

ホットレグ直管

定期的に溶接部の超音波探傷検査を実施し、評価で想定した亀裂のないことを確認している。

総合評価

① 直管

１次冷却材管の熱時効が問題となる可能性はない。
また、保全内容も適切である。

② エルボ
図中③～⑨は管台等を示す高経年化への対応
現状保全項目に高経年化対策の観点から追加すべきものはない。

１次冷却材管概要図

美浜発電所 ベイラ（圧縮減容）装置設置

参考25○目的:美浜発電所雑固体処理設備の一部（溶融設備）は、設置後約20年以上経過していること、および制御系設備の製造中止により、保守管理が困難となるため、溶融設備を撤去（除却）し、ベイラ（圧縮減容）装置を設置する。
○概要:固体状の放射性廃棄物を300tの圧縮力で圧縮、減容可能な装置を設置する。
（現行）充填・溶融装置概要図(変更後）ベイラ（圧縮）装置設置イメージ図

設置場所:第２固体廃棄物処理建屋

設置予定場所:第２固体廃棄物処理建屋

溶融装置の仕様】
型式:高周波誘導・インキャン方式
溶融処理性能 :約150kg/h
処理対象物 :金属、保温材、コンクリート等
溶融温度:約1,500℃:撤去範囲【ベイラ（圧縮）装置の仕様】
型式:油圧三方締め方式
処理能力:約15缶/h
処理対象物:保温材、シート類等
最高圧力:25MPaシリンダー出力 :300t※高浜、大飯発電所には設置済

大飯3,4号機 使用済樹脂処理装置設置

参考26○目的:大飯発電所3，4号機では、原子炉冷却水や使用済燃料ピット水の浄化に使用した樹脂を「使用済樹脂貯蔵タンク」に保管している。処理可能となる保管期間が経過後、使用済樹脂を処理するため新たに使用済樹脂処理装置を設置する。
○概要:使用済樹脂から放射性物質を除去する「使用済樹脂処理装置」、及び除去された放射性物質を貯蔵する「濃縮廃液タンク」を設置する。
また、「使用済樹脂処理装置」、「濃縮廃液タンク」を設置するための建屋を新設する。

※美浜１~３号機、高浜１~４号機、大飯1,2号機には設置済

高浜3,4号機 高燃焼度55GWd/t燃料導入

参考27○目的:使用済燃料の発生量低減のため、高浜発電所３，４号機に高燃焼度55GWd/t燃料を導入する。
○概要:現行の48GWd/t燃料を55GWd/t燃料に置き換えると、使用済燃料の発生量が約1割低減できる。
また、大飯発電所３，４号機と燃料が共用できることから、調達安定性を高められる。
（参考:他プラントの実績）
55GWd/t燃料は既に大飯３，４号機、美浜３号機に導入しており、高浜１，２号機も次回定検から導入する予定であり、照射実績は十分ある。
大飯3，4号機

美浜3号機

高浜1，2号機

許可

2003年9月

2004年4月

2010年4月

事前了解

2004年1月

2007年6月

2010年5月

導入

2004年11月

2008年11月

2024年8月予定

また、高浜３，４号機同様、MOX燃料を導入している四国電力(株)伊方３号機でも2004年度から
55GWd/t燃料を導入している。

参考28

高浜発電所 外部遮蔽壁保管庫改造○目的:高浜発電所においてクリアランス作業等を円滑に行うため、既設の外部遮蔽壁保管庫を改造して活用することにより、発電所内の廃棄物保管量低減に努める。
○概要:既貯蔵廃棄物を１階に保管し、２階にクリアランス作業等を行うエリアを設ける。なお、２階には、放射線管理を行うための設備（換気系統、出入管理室等）を設ける。
なお、上記改造に伴い、管理区域の設定について、作業エリア等の一部をＡ区域※１から、※１ A区域:汚染の恐れのない管理区域
Ｂ区域※２に変更する。
※２ B区域:汚染の恐れのある管理区域

点検・作業エリアの配置図（イメージ）

2F

【改造後】

【現行】

2F
貯蔵廃棄物

1F

廃棄物一時
保管エリア

貯蔵廃棄物

1F
貯蔵廃棄物

貯蔵廃棄物

外部遮蔽壁保管庫断面図

作業(切断・分断)エリア

廃棄物一時
保管エリア
出入管理室

作業（切断・分断）
エリア

給気ファン
改造範囲

排気ファン

A区域
B区域

外部遮蔽壁保管庫平面図【改造後】（２F)

高浜3,4号機 蒸気発生器保管庫設置

参考29○目的:高浜発電所3，4号機の蒸気発生器の取替えに伴い、旧蒸気発生器および工事廃材（支持構造物
他）を保管するための保管庫を新設する。
○概要:旧蒸気発生器等を保管するための保管庫を設置する。
（1）高浜3，4号機の旧蒸気発生器の保管（2）工事廃材（支持構造物他）の保管

蒸気発生器保管庫設置予定地

約10m

なお、保管庫設置に必要な敷地造成、干渉物処置、防火エリア設置等の付帯工事も合わせて実施する。

A－A’断面図
旧蒸気発生器
A’

約35m

AA

平面図

設置予定地

約51m

工事廃材（支持構造物等）

高浜発電所 保修点検建屋設置

参考30○目的:従来、一次系大型機器等の点検作業は、燃料取扱建屋において実施してきたが、新規制基準対応にて燃料取扱建屋に設置した新しい設備により作業可能エリアが狭隘化した。このため、今後の設備保全と作業安全に万全を期すために、大型機器の点検等のエリア確保に向け、保修点検建屋を新設する。
○概要:保修点検スペースと大型クレーンを備えた保修点検建屋を設置する。なお、保修点検建屋には以下の作業エリアおよび設備を確保するものとする。
・1次冷却材ポンプモータ分解点検作業エリア ・1次冷却材ポンプインターナル分解点検作業エリア
・廃液処理エリア
・給排気空調設備 ・雑固体切断エリア ・水中照明点検エリア
・資機材保管、スタッドボルト点検エリア
保修点検建屋概略図 平面図（案）

保修点検建屋(1～4号機共用)

構造

約22m

建屋規模
＜建屋面積＞

縦 約22ｍ
横 約75ｍ
高さ 約20ｍ（2階建）＜約1,650㎡＞

約75m（吹き抜け）

大型資機材保管エリア

2F

鉄骨造（一部鉄筋コンクリート）

空調
機械室

保修点検建屋設置予定地

トレーラー
入口

作業エリア

1F

設置予定地

約14m

約23m

作業
エリア

B1

廃液
処理室

電気盤
室
工
作
室

出入管理室

作業エリアにて、一次系大型機器の点検作業等（RCPモータ点検、RCPイン
ターナル除染 等）を実施。
また、一部スペースを資機材置き場等として利用。

第102回委員会
参考資料12

委員からいただいた意見に対する説明（IAEA SALTOチームの招へい）

参考31

参考32

原子力事業本部要員の年齢分布の変遷
2019年度末時点

20

25

30

35

40

45

50

55

60

［歳］

50

55

60

［歳］

2023年度末時点

20

25

30

35

40

45

第105回委員会
資料p13

４．高浜３号機に係る原子力規制検査（追加検査）への対応状況

参考33

第105回委員会
資料p14

４．高浜３号機に係る原子力規制検査（追加検査）への対応状況（根本原因の特定）

参考34

第105回委員会
資料p15

４．高浜３号機に係る原子力規制検査（追加検査）への対応状況（改善措置活動の計画概要）参考35

第105回委員会
資料 参考2

根本原因分析の対象とした高浜発電所で発生した運転上の制限の逸脱事象等 参考36
（２０２２年７月～２０２３年６月）

第105回委員会
資料 参考3

改善措置活動の計画概要（１／２）

参考37

第105回委員会
資料 参考4

改善措置活動の計画概要（２／２）

参考38大飯3号機加圧器スプレイ配管粒界割れに対する取り組み状況

参考39【ご意見】大飯３号の加圧器スプレイライン配管の事象については、時間をかけて基本的なところから、国内外含めて押さえていくということをお願いしたい。
（2021.3.4 第98回原子力安全専門委員会 望月委員ご意見）○取組概要
 外部専門家と議論し、2021～2025年度の５か年計画で、以下の知見拡充を実施中。
①発生メカニズムの解明②亀裂有り健全性評価③検査技術の向上（対策を取り纏めたATENAレポートを2023年4月28日に公開済み）○これまでの取り組みの成果②亀裂あり健全性評価（亀裂進展評価）①発生メカニズムの解明（実機詳細調査）
 主亀裂が認められた当該管のHAZ部を中心に、局所ひずみ測定、断面硬さ測定、ミクロ断面観察等を実施。
 ミクロ断面観察の結果、MSC※1が検出されたが、酸化物の存在を示唆する元素(酸素)が検出され、⾧時間の停留を示唆。
※1 Microstructurally Small Crackの略。非破壊検査では検出されることが無い、断面ミクロ観察等の拡大観察により確認可能な、溶接
熱影響部に生じる1結晶粒程度の非常に微細な裂け目と定義。
主亀裂 国内外のSCC進展速度式を調査し、米国EPRIにて検討された
SCC進展速度式(MRP-458※2)について、進展式策定の元データ
や影響因子の分析を実施。
 同式により大飯3号機加圧器スプレイ配管亀裂の深さの推移を試評価した結果、確認された亀裂深さと大きく矛盾しない結果となった。
 引き続き、亀裂検出時の構造健全性評価の確立に向けた検討を実施中。

MSC断面のSEM/EDS
マップ(酸素)MSC(50μm)※2 Materials Reliability Program: Stress Corrosion Crack Growth Rates in StainlessSteels in PWR Environments (MRP–458). EPRI、 Palo Alto、 CA: 2022. 3002020451.

仏国で報告されているステンレス鋼製配管の割れ

参考40【事象概要】
仏国PWRプラントでは2021年10月に非常用炉心冷却系統のステンレス鋼製配管の溶接部において応力腐食割れが確認されて以降、各プラント順次検査を進めてきており、これまでに非常用炉心冷
却系統及び余熱除去系統の配管で100箇所を超える応力腐食割れを確認。
ほとんどの応力腐食割れは特定の配管設計のプラントで確認され、熱成層による荷重が寄与したものと推定。また、一部の深い欠陥は補修溶接が行われた溶接部で確認。
ほとんどの割れの深さは0～6mm。また、2023年3月頃にPenly1号機で深さ約23mmの割れが確認されたが、これは製造時の2回の補修溶接が影響したものと推測。
仏国においては同事象を踏まえた検査プログラムを2025年まで継続して実施中。
【対応】
 引き続き仏国の状況を注視し、必要な対応を検討する。
出典:1）フランス原子力安全局(ASN)のHP（https://www.french-nuclear-safety.fr/）
2）フランス電力（EDF）のHP（https://www.edf.fr/）
3）米国原子力規制当局資料 U.S.NRC, EDF Stress Corrosion Cracking Operating Experience Discussion,2022/5/25
4）西欧規制者会議資料 WENRA. Recommendations Following the Discovery of Intergranular
Stress Corrosion Cracks on some French Pressurized Water Reactors. 2023.11.

海外の４０年超プラント運転経験情報:H.B.ロビンソン２号機炉心槽割れ

参考41

事象の概要
○ 米国Ｈ．Ｂ．ロビンソン２号機（ＷＨ３ループ、1971年運開）において、2022年11月、供用期間中検査として、炉心槽内面の目視点検（VT-3）を実施していたところ、上部周溶接線近傍に亀裂が確認された。
○ これを受け、炉心槽内外両面において、詳細な検査を実施したところ、亀裂は、合計5か所、いずれも内面であり、⾧さは2.8～45.1cm、深さは37～92％。
○ 当該箇所のうち、無補修では1サイクルの健全性が確認できないと評価された
1か所の割れに対して補修を行った上、プラントは2022年12月に運転再開済み。
米国の今後の取り組み○ 米国産業界の検討会が、原因検討等を進めているものの、原因判明は、
実機サンプルの切り出しが想定される、当該炉の次回定検（2024年秋）以降の見込み。また、米国他ユニットでの点検結果の判明は,2024年末以降の見込み。
当社の保全状況○ 供用期間中検査にてVT-3を実施しており、損傷は認められていない。
○ 2023年12月1日、ATENA炉心槽割れ検討サブワーキングが発足。本事象の原因調査状況等の情報収集及び必要な方策の検討を実施中。
○ 炉心槽の健全性評価手法を検討中（JANSI 炉内構造物等点検評価ガイドライン（炉心槽編）の制定及び日本機械学会維持規格への取り込みを予定）。
○ 炉心槽溶接部の詳細検査装置の設計、製作、モックアップ検証等に着手済み。