令和３年 12 月３日
原 子 力安 全 対 策 課(０ ３ － ３ ２ )＜16 時資料配付＞

大飯発電所４号機の高経年化技術評価書について
関西電力株式会社は、原子炉等規制法に基づき、令和５年２月２日に運転開始から 30 年を迎える大飯発電所４号機の高経年化技術評価と長期施設管理方針を策定※し、本日、原子力規制委員会に原子炉施設保安規定の変更認可申請を行った。
また関西電力はこれにあわせ、本日、県およびおおい町に対し、大飯発電所４号機の高経年化技術評価書を提出した。

※：高経年化技術評価および長期施設管理方針については、「実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則」に、原子炉の運転を開始した日以降 30 年を経過する日までに、原子炉施設の安全を確保する上で重要な機器および構造物について、経年劣化に関する技術的な評価（高経年化技術評価）を行い、この評価結果に基づき今後10 年間に実施すべき原子炉施設についての施設管理に関する方針（長期施設管理方針）を策定し、保安規定に反映することが義務付けられている。
また、申請時期については、「実用発電用原子炉施設における高経年化対策実施ガイド」の中で、運転開始後28 年９月を経過する日から３月以内に保安規定の変更認可申請をすることが定められている。

〈添付資料〉
・大飯発電所４号機
・大飯発電所４号機

高経年化技術評価の概要
これまでの保全活動と長期施設管理方針の概要（関西電力株式会社）

問い合わせ先原子力安全対策課(担当:松山)
内線 2353・直通 0776(20)0314

大飯発電所４号機

高経年化技術評価の概要

１．高経年化技術評価（30年目）について
原子炉等規制法に基づき、原子力発電所の運転を開始した日以降30年を経過する日までに、原子炉施設の安全機能を有する機器・構造物等について、経年劣化に関する技術的な評価を行い、この評価結果に基づき、30年を超える10年間に実施すべき施設管理に関する方針(長期施設管理方針)を定めるもの。

４．高経年化技術評価の流れ
高経年化技術評価の流れは以下のとおり。
高経年化技術評価

安全上重要な機器・構造物等の抽出※5

２．大飯４号機の高経年化技術評価
大飯4号機の安全機能を有する機器・構造物等を対象※1とし、これまでの運転経験や最新知見等を踏まえ、疲労割れ、減肉等の経年劣化事象が発生していないか、今後の運転で経年劣化事象が発生しないかを検討した。
更に、経年劣化事象が発生する可能性のある機器・構造物は、運転開始60年時点の劣化状況を想定し、現状の保全活動で安全性が確保されているかを確認するための評価を行った。

・経年劣化事象の評価
・耐震安全性評価
・耐津波安全性評価[高経年化技術評価の結果]※7

長期施設管理方針の策定

安全機能を有する機器・構造物等は、現在行っている保全活動の継続および一部の機器・構造物の追加保全を講じることで、プラント全体の機器・構造物の健全性が長期的に確保されることを確認した。
３．長期施設管理方針
高経年化技術評価の結果抽出された追加すべき保全策を、運転開始後30年以降10年間に実施すべき長期施設管理方針として下記のとおり取りまとめた。

内容

中長期

原子炉容器の第４回監視試験を計画中長期

過渡回数※3の実績を継続的に確認（推定過渡回数を上回らないことを確認）

中長期

今後の知見拡充 ※4 に基づくステンレス鋼配管の供用期間中検査計画への反映※２：中長期とは2023年2月2日からの10年間をいう。
※３：プラントの起動・停止等に伴う温度・圧力変化の回数のこと。
※４：2020年8月に確認された大飯３号機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今後の知見拡充の結果。

原子炉容器、蒸気発生器、１次冷却材管、余熱除去ポンプ、ケーブル、空冷式非常用発電装置等

原子炉容器 ：中性子照射脆化、低サイクル疲労
１次冷却材管：熱時効
ケーブル：絶縁低下 ほか

経年劣化事象の抽出※6※１：審査対象となるのは、安全上重要な機器・構造物（ポンプ、容器、配管、弁、建屋等）および常設重大事故等対処設備（空冷式非常用発電装置、静的触媒式水素再結合装置等）等である約3,200の機器等である。

実施時期※2（添付資料１）【原子炉容器の例】
中性子照射脆化を考慮し、これまで３回の監視試験片の取り出しを実施し、これらの試験結果に基づき原子炉容器の安全性に問題がないことを確認【原子炉容器の例】
原子炉容器の第４回監視試験を計画（中長期）※５：「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」において定義されるクラス１、２の機能を有するもの（安全上重要な機器・構造物）および常設重大事故等対処設備等を審査対象として抽出している。
※６：日本原子力学会標準「高経年化対策実施基準」附属書に基づき、経年劣化事象と部位の組み合わせを抽出している。
※７：原子炉の冷温停止状態が維持されることを前提（仮定）とした評価（通常の運転状態と比較して劣化の進展が厳しくなる機器等および劣化事象を抽出し評価）も行っている。

５．参考（大飯４号機 プラント概要）

運転開始

1993年2月2日

電気出力約1180MW型

加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）

式＜運転実績＞（2021年3月末時点）
・累積平均設備利用率 ： 69.4%
・計画外停止回数 ： 1回

大飯発電所４号機

これまでの主な保全活動と長期施設管理方針の概要（添付資料２）＜プラント概要図＞
原子炉容器上蓋上蓋用管台の応力腐食割れに対する予防保全 処 置と して 、 第11回定期 検 査時 （2007年度）に取替を実施。

燃料取替
原子炉容器等の低サイクル疲労用水ピット
運転開始後60年時点の推定過渡※
回数 で損傷発生の可能性はないことを確認※：ﾌﾟﾗﾝﾄの起動・停止等に伴う温度・圧力変化の回数のこと

加圧器管台
600系ニッケル基合金溶接部の応力腐食割れに係る予防保全処置として、第14回定期検査時（2011～2012年度）に取替を実施。

余熱除去系統配管
余熱除去冷却器出口配管とバイパスラインの合流部の高サイクル
熱疲労割れの予防保全処置として、第12回定期検査時（2008年度）に応力集中が小さい溶接形状に変更。

加圧器： これまでの主な保全活動を示す。
蒸気発生器： 長期施設管理方針を示す。

原子炉容器

過渡回数の実績を継続的に確認（推定過渡回数を上回らないことを確認）【中長期】

原子炉容器の中性子照射脆化
これまでの３回の監視試験に基づく脆化予測により、中性子照射脆化が構造健全性上、問題とならないことを確認

低圧／高圧タービンロータ
低圧タービン円板の応力腐食割れに対する予防保全処置として、14回定期検査時（2011～2012年度）に取替を実施。
また、高圧タービンについても信頼性向上の観点から同時期に取替を実施。

タービン発電機余熱除去ポンプ
使用済
燃料ピット

復水器

１次冷却材ポンプ

第４回監視試験を計画【中長期】
循環水ポンプ
余熱除去冷却器
原子炉容器炉内計装筒等
600系ニッケル基合金使用の炉内計装筒の内面およびJ－溶接部、冷却材入口管台溶接部は、応力腐食割れの予防保全処置として、溶接部表面の残留応力を低減させるために第13回定期検査時（2009～ 2010年 度 ） に ウ ォ ー タ ー ジ ェ ッ ト ピ ー ニ ン グ（応力緩和）を実施。
また、冷却材出口管台溶接部について、溶接部全周を一様に研削した後、より耐食性に優れた690系ニッケル基合金で溶接を実施。

給水ポンプ
１次冷却系統配管等
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は、2020年8月に大飯３号機で加圧器スプレイ配管の１次冷却材管管台との溶接部近傍内面の損傷が確認されているが、当該事象の調査結果および国内外のＰＷＲプラントにおいて類似の事例が確認されていないことから特異な事象と判断しているものの、メカニズムが全て明らかになっていないことから、大飯４号機で類似性の高い箇所に対しては第20回定期検査までの間、毎回検査を実施することとしている。
今後の知見拡充に基づくステンレス鋼配管の供用期間中検査計画※への反映【中長期】※：第21回定期検査以降