平成21年４月21日
原子力安全対策課( ２ １ － ５ )＜11時記者発表＞

大飯発電所２号機の原子炉起動と調整運転の開始について（第２２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２号機（加圧水型軽水炉；定格電気出力117.5万kW）は、平成
21年２月６日から第２２回定期検査を実施しているが、４月22日に原子炉を起動し、翌23日に臨界となる予定である。
その後は諸試験を実施し、４月26日頃 ※ に定期検査の最終段階である調整運転を開始し、５月下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。
※

タービンバランシング作業（調整運転開始前にタービンの回転数を上昇させて振動を測定し、振動が大きい場合には、タービン車軸にバランスウエイトを取り付け、振動が小さくなるように調整する作業）の実施の有無により、調整運転開始日が前後する。

１

主要工事等
(1) 耐震裕度向上工事（図－１参照）
既設設備の耐震性を一層向上させるため、安全注入系統や余熱除去系統などの配管やアニュラス浄化系統や補助建屋よう素除去排気系統などのダクト、空気再循環ファン、動力変圧器、伝送器の支持構造物を強化した。
(2) 原子炉冷却系統設備小口径配管他取替工事（図－２参照）
国外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、１次冷却材の流れがない配管（高温環境で溶存酸素濃度が高い）の溶接部を、計画的に応力集中の小さい形状に変更しており、今定期検査では化学体積制御系統の配管１箇所について溶接形状を変更した。
また、取替時の作業性を考慮し、対象となる溶接部周辺の弁および配管の一部についても取り替えた。

-1-(3) 蒸気発生器保温材取替工事（図－３参照）
１次冷却材喪失事故時の格納容器再循環サンプスクリーンの異物による機能低下を防止する観点から、蒸気発生器４台のうち２台の保温材について、セラミックファイバー製からロックウール製に取り替えた。また、残り２台の蒸気発生器については、次回定期検査で保温材を取り替える予定である。
保温材取替工事は、次回定期検査で取り替える表面積が大きいスクリーンを使った事前の試験において、セラミックファイバー製保温材がスクリーンに詰まる可能性が確認されたため実施することとした。
※

国外ＢＷＲプラントでの非常用炉心冷却系統ストレーナの閉塞事象を踏まえた原子力安全・保安院の指示を受け、格納容器再循環サンプスクリーンの有効性を評価した結果、設備上の対策が必要であると評価された。なお、設備上の対策を講じるまでは、閉塞事象発生時対応マニュアルの整備などの暫定対策を講じており、安全上の問題が生じることはない。

(4) １次冷却材ポンプ軸シール部改造工事（図－４参照)設備の信頼性を一層向上させる観点から、シールの摺動面で発生した磨耗粉がシールの動きを阻害することを防止するため、１次冷却材ポンプ４台のNo.3シール部に１次系純水を供給して磨耗粉を排出する系統を新たに設置した。
(5) 亜鉛注入装置設置工事（図－５参照）
作業員の被ばく低減を図るため、コバルト-60等の放射性物質が機器や配管内表面に付着することを抑制するため、１次冷却材中に亜鉛を注入する装置を化学体積制御系統に設置した。
※

１次冷却材中に放射化しにくい亜鉛を注入して、機器や配管内表面に皮膜を形成させることにより、コバル
ト-60等の放射性物質が機器・配管内表面へ付着することを抑制し、１次冷却材系配管等の線量を低減する。
亜鉛注入は国内プラントでの実績がある。

２

設備の保全対策(1) ２次系配管の点検等（図－６参照）①関西電力(株)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 1,173 箇所について超音波検査（肉厚測定）等を行った結果、必要最小厚さを下回ると評価された箇所は無かったものの、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が１箇所確認された。当該箇所については、耐食性に優れたステンレス鋼の配管に取り替えた。
②今定期検査開始時には174箇所の配管取替えを計画していたが、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
１箇所と配管取替え時の作業性や今後の保守性を考慮した８箇所を追加し、合計183箇所の配管を取り替えた。

-2-

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、ＢおよびＤ－蒸気発生器伝熱管全数（3,382本×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

燃料集合体の取替え
燃料集合体全数 193 体のうち、61体（うち60体は新燃料集合体で、55,000MWd/t高燃焼度燃料）を取り替えた。
燃料集合体の外観検査（103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

夏頃

問い合わせ先(担当：神戸)
内線2354・直通0776(20)0314-3-

図－１ 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、安全注入系統や余熱除去系統などの配管、アニュラス浄化系
統や補助建屋よう素除去排気系統などのダクト、空気再循環ファン、動力変圧器、伝送器の支持構造物を強化した。
工事実施箇所数

支持構造物を補強する系統の概要図
アニュラス排気筒

配管支持構造物
２９１箇所
ダクト支持構造物
８２箇所
機器支持構造物
４箇所
伝送器支持構造物
８箇所
合計
３８５箇所

燃料取替
用水タンク

プラント排気筒

エアリターン
排気系統
３３箇所

アイスコンデンサ
主蒸気系統
３９箇所
蒸気発生器

タ体
ン積
ク制
御

蓄
圧
タン
ク

化学体積制御系統
１０箇所
充てん/高圧注入ポンプ

高圧注入
ポンプ

空気再循環
ファン

安全注入系統９２箇所

主蒸気（タービンへ）補助建屋
よう素除去排気系統
１２箇所

加圧
器

フィルタ

補助給水系統
７５箇所

フィルタ

余熱除去
ポンプ

主給水（復水器から）

復水タンク

１次冷却材
ポンプ

余熱除去クーラ

アニュラス
浄化系統
３７箇所

原子炉容器

余熱除去系統１箇所

原子炉補助建屋

原子炉建屋

空気再循環ファン（原子炉建屋）２箇所

伝送器支持構造物の強化例

【工事後】

【工事後】

【工事前】

太径Ｕボルトへ交換
Ｕボルト

【正面】

【横】

伝送器

アンカ

サポート

ディーゼル発電機用配管系統
７４箇所

動力変圧器
（中間建屋）
２箇所

伝送器（タービン建屋）
８箇所

安全注入系統配管支持部の強化例【工事前】

原子炉補助建屋 等

サポート部材
補強

サポート部材
追加

- ４ -

【正面】

【横】

伝送器

図－２ 原子炉冷却系統設備小口径配管他取替工事
工事概要
国外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、１次冷却材の流れがない配管（高温環境で溶存酸素濃度が高い）の溶接部を、計画的に応力集中が小さい形状に変更しており、今定期検査では化学体積制御系統の配管１箇所について溶接形状を変更した。
また、取替時の作業性を考慮し、対象となる溶接部周辺の弁および配管の一部についても取り替えた。

取替概要図
取替箇所
系統名

対象箇所

箇所数

化学体積制御系統

余剰抽出水ライン1

溶接式継手の溶接方法の変更(概略図)（変更前） ソケット溶接【説明】（変更後） 突合せ溶接：取替範囲＊ ：取替弁

溶接箇所：酸素型応力腐食割れの可能性が高いと考えられる部位

溶接箇所
弁弁主蒸気（タービンへ）

イメージ図

主給水（復水器から）

加圧器

蒸気発生器

軸封水

１次冷却材ポンプ＊
原子炉容器

余剰抽出水ライン

体積制御タンク

軸封水（１次冷却材ポンプ）

化学体積制御系統

充てんポンプ- ５ -図－３ 蒸気発生器保温材取替工事
工事概要
１次冷却材喪失事故時の格納容器再循環サンプスクリーンの異物による機能低下を防止する観点から、蒸気発生器４台のうち２台の保温材について、セラミックファイバー製からロックウール製に取り替えた。また、残り２台の蒸気発生器については、次回定期検査で保温材を取り替える予定である。
保温材取替工事は、次回定期検査で取り替える表面積が大きいスクリーンを使った事前の試験において、セラミックファイバー製保温材が詰まる可能性が確認されたため実施することとした。

工事概要図

系統概略図

今回取替対象 ： ＡおよびＤ－蒸気発生器（ＢおよびＣ－蒸気発生器は次回定期検査で取替予定）
原子炉格納容器
燃料取替用水タンク

格納容器スプレイ
主蒸気（タービンへ）

蒸気発生器

主蒸気（タービン約４．５ｍ

蒸気発生器

蒸気発
格納容器
スプレイポンプ

主給水（復水器から）

原子炉容器
原子炉容

約２１ｍ
主給水（復水器から）

1次冷却材
ポンプ

高圧/低圧
注入ポンプ

格納容器再循環サンプ

スクリーン（次回定期検査で取替予定）

参考 (スクリーン取替イメージ)
１次冷却材
入口

【取替前】

１次冷却材
出口

：保温材取替範囲

例

水の流れ

バックル（炭素鋼）

保温材
変更前：セラミックファイバー（ガラス繊維）
変更後：ロックウール（鉱物繊維）【取替後】

外装材（ステンレス）
ハンドル（ステンレス）

約７００個／基- ６ -図－４ １次冷却材ポンプ軸シール部改造工事
工事概要
設備の信頼性を一層向上させる観点から、シールの摺動面で発生した磨耗粉がシールの動きを阻害することを防止するため、１次冷却材ポンプ４台のNo.3シール部に１次系純水を供給して磨耗粉を排出する系統を新たに設置した。
１次冷却材ポンプ概要図

系統概略図
原子炉格納容器
加圧器モータ
主蒸気（タービンへ）

蒸気発生器

原子炉容器

Ｎｏ．１～３軸シール部
主給水（復水器から）

主軸
１次冷却材
ポンプ

インペラ

１次冷却材の流れ

工事内容概要図
軸シール部の変更内容
【変更前】

【変更後】

可動部

1次系純水供給系統の追加
シールリング

１次系
純水

押さえバネ
シールリング
シールランナー

Oリング
外枠

DDCS

磨耗粉が入り込む

摺動面

1次系純水供給系統の追加

形状変更(一山型から二山型)①シールランナーとシールリングが接触することにより、水が漏れ出ることを防止②シールリングの磨耗粉が発生③水の流れがわずかであるため、磨耗粉が滞留④シールリングとDDCSの接触面に磨耗粉が入り込む⑤シールリングの上下方向の動きが鈍くなる

１次系純水が常時流れることにより、シールの摺動面で発生した摩耗粉をシール部より排出
スタンド
パイプ
主軸

軸シール部の概要

No3シールNo3シール水戻り

シールリング（静止側）
材質：カーボン
シールランナー（回転側）
材質：ステンレス鋼

１次系純水スタンド
パイプ

１次系純水

1次系純水供給ラインの追加設置に伴う軸シール部の構成部品(外枠)の取替
体積制御タンク
No1シール
水戻り

No2シールNo1シール
シール
水注入

- ７ -

充てんポンプ
冷却材
ドレンタンク図－５ 亜鉛注入装置設置工事
工事概要
作業員の被ばく低減を図るため、コバルト-60等の放射性物質が機器や配管内表面に付着することを抑制するため、１次冷却材中に亜鉛を注入する装置を化学体積制御系統に設置した。

工事概略図【化学体積制御系統】

原子炉格納容器【新設部分】
加圧器

蒸気発生器

主蒸気（タービンへ）

原子炉容器

亜鉛注入タンク
主給水（復水器から）再生熱交換器

冷却材脱塩塔

１次冷却材
ポンプ

亜鉛注入ポンプ
体積制御タンク

１次冷却材ポンプ
封水戻り配管

亜鉛注入

充てん/高圧注入ポンプ

亜鉛注入による放射性物質付着抑制メカニズム：コバルト-60等
：亜鉛

亜鉛注入
１次冷却材

１次冷却材

配管

配管

亜鉛は、機器・配管内表面に皮膜を形成させ、コバルト-60等の放射性物質が付着することを抑制

１次冷却材中のコバルト-60等の放射性物質が機器・配管内表面に付着※天然亜鉛から、中性子を吸収すると放射性物質（亜鉛－６５）になる亜鉛－６４を同位体分離して取り除き、中性子を吸収しても放射性物質にならない亜鉛－６６を注入する。

- ８ -

図－６ ２次系配管の点検等
点検概要
今定期検査において、合計１，１７３箇所について超音波検査（肉厚測定）を実施した。
○２次系配管肉厚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

今回点検実施部位

未点検部位

主要点検部位

１,５９９０４４４その他部位

１,９８９０７２９合 計

３,５８８０１,１７３（結果）○必要最小厚さを下回ると評価された箇所は無かったものの、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が１箇所確認された。
当該箇所については、耐食性に優れたステンレス鋼の配管に取り替えた。

取替概要○ 今定期検査開始時には１７４箇所の配管取替を計画していましたが、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１箇所、配管取替えの作業性や今後の保守性を考慮した８箇所を追加し、合計１８３箇所の配管を炭素鋼から耐食性に優れたステンレス鋼又は低合金鋼に取り替えた。
復水系統

系統別概略図給水系統：主な配管取替箇所

主蒸気系統
ドレン系統

【取替理由】①余寿命１０年未満で減肉が確認されたため取替えた。
（１０箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼
１０箇所

③
蒸気発
生器

高圧タービン

低圧タービン
復水器

湿分分離加熱器④

復水ポンプ

第１段湿分分離加熱器ドレンタンク
第１段湿分分離加熱器ドレンポンプ
第１～５
低圧給水加熱器

高圧給水
加熱器 給水ポンプ①②
復水ブースタポンプ②配管取替えの作業性を考慮して取り替えた。
（１３箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼
１３箇所（３箇所追加）③配管の保守性を考慮して取り替えた。
（１５９箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼
１００箇所
炭素鋼 ⇒ 低合金鋼
５９箇所
（５箇所追加）④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ため取り替えた。（１箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼
１箇所（１箇所追加）（合計 １８３箇所）（参考）
保安院の指示文書(平成19年11月)で示された方法による余寿命評価結果を踏まえ、今定期検査において、３９箇所を肉厚測定し、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可能性があると評価された箇所はなかった。
注：３９箇所の肉厚測定は１，１７３箇所の肉厚測定に含まれる。

- ９ -大飯発電所２号機

第２２回定期検査の作業工程

平成２１年２月６日から、以下の作業工程にて実施しています。
（平成２１年４月２１日現在）
平成２１年３月

平成２１年２月

平成２１年５月

平成２１年４月

解列（２月６日)

並列（４月２６日）総合負荷性能検査（５月下旬予定）
出力上昇試験

１次冷却材系統降温

主原子炉容器組立
タービンバランシング

原子炉容器開放
原子炉格納容器
漏えい率検査燃料取出起動試験

燃料装荷

要起動試験

起動前弁点検１次冷却材ポンプ軸シール部改造工事等工
１次冷却材系統
漏えい検査

蒸気発生器伝熱管渦流探傷検査

程

２次系配管点検および取替

黒塗りは実績を表します。
（参考）高経年化対策として実施した作業
大飯発電所２号機は、平成２１年１２月に運転開始後３０年を迎えることから、高経年化技術評価に基づき、今定期検査より高経年化対策を実施しました。
○２次系配管点検
２次系配管については、計画的に点検対象部位全数を点検し健全性は確認していますが、運転開始後３０年を迎える前の定期検査から３定期検査以内に点検対象部位全数を再度点検することとしており、今定期検査では全３，５８８箇所中、１，１７３箇所の点検を実施しました。
残りは次回以降の定期検査で点検を行います。
○２次系配管支持構造物強化工事
高経年化技術評価の結果を踏まえ、２次系配管の耐震性を一層向上させるため、今定期検査において第３抽気系統およびドレン系統の支持構造物を強化しました。

- １０ -