第３回検討会：資料３－３

長期停止プラント（高速増殖原型炉もんじゅ）の設備健全性確認計画概要

平成18年2月28日
独立行政法人日本原子力研究開発機構

④

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目 次
・ 設備健全性確認の目的と範囲
・ 「もんじゅ」建設のあゆみ
・ 設備健全性確認の概要
・ 「もんじゅ」の現在のプラント状態（1/2）
・ 「もんじゅ」の現在のプラント状態（2/2）
・ 設備状態に応じた健全性確認
・ 設備健全性確認計画の策定フロー
・ 主な経年的影響・ 設備健全性確認の基本方針[1] 経年的影響の評価と考慮の程度[2] 設備の重要度を考慮した点検[3] 他プラントの経験反映
・ 設備健全性確認計画まとめ表（具体例）・ 機器・設備単体レベルの確認計画策定具体例
・ 設備健全性確認の実施工程
・ 設備健全性確認計画のまとめ
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設備健全性確認の目的と範囲〔目的〕「もんじゅ」：事故後約10年間運転停止中

プラントの各設備を点検し、安全に試運転（性能試験）が開始＊１できる状態とすること〔範囲〕○ 対象設備 ： 「もんじゅ」の原子炉及びその附属施設の全設備（但し、燃料体を除く）○ 確認の範囲 ： 試運転（性能試験）開始までに実施する点検、改造工事及び機能・性能に係る確認試験が本計画の対象範囲
17＊１：試運転開始とは、制御棒を引抜き、性能試験を開始することをいう。

「もんじゅ」建設のあゆみ
改造工事事前了解 (2005.2)
漏えい事故現場 (1995.12)
原子炉容器予熱試験(1991.10)

規制
行政

設計の審査
（設置許可、
使用前検査
設工認／工認） （工事に係るもの）

事故原因究明
安全性総点検

改造工事
設計の審査

使用前検査
（改造工事に係るもの)

プラントの状況

40％出力
1995.12

格納容器据付途中

1991.5
単体機能試験

1985.10

初臨界
1994.4
性能試験
1992.12

総合機能試験
（制御棒引抜前までの試験）

試運転（性能試験）が開始可能な状態にすること

系統・プラント機能の確認

2005.3
安全総点検
設備維持点検性能試験
段階的に実施改造工事
機器・設備の点検

長期停止プラントの健全性確認（制御棒引抜前までの試験を実施）

建設工事

設計
工事着工

18

使用前検査
（性能に係るもの）

保安検査

100％出力

＊１

設置者
の活動

初臨界達成 (1994.4)

試運転開始 ナトリウム漏えい事故

改造工事着手試運転開始＊１ ： 100％出力運転を目標とした場合のプラントの位置を定性的に示す。
なお、横軸は、必ずしも幅（長さ）が時間と対応していない。

設備健全性確認の概要○機器・設備単体の確認
・停止中機器・設備は、点検、部品交換、調整運転等を実施し、機器、設備単体の健全性を確認する。
・原子炉低温停止状態での運転中機器・設備は、点検、寿命部品の交換、補修、設備更新を実施し、機器、設備単体の健全性を確認する。
・改造した機器・設備は、工事に係る試験、検査及び機能・性能に係る試験、検査を実施して機器、設備単体の健全性を確認する。

○系統・プラントレベルの確認
・機器・設備単体の健全性を確認した後、系統レベルでの確認、プラントレベルでの確認を段階的に実施し、プラント全体の健全性を確認する。

○不具合等への対応
・健全性確認中に発見された機器の故障、設備の不具合は、部品交換、調整等により、健全な状態に復旧する。また、運転開始後のトラブル発生防止のため必要な水平展開を実施する。
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「もんじゅ」の現在のプラント状態（1/2）
2次冷却系設備：休止中
温度計の交換・撤去

受電設備、非常用電源設備：運転中

Ａループは平成１５年９月、
Ｂループは平成１６年５月までは運転

原子炉格納容器原子炉建物
制御棒駆動機構
原子炉
容器

中間熱交換器

タービン

発電機

復水器

所内
起動用
変圧器 変圧器

非常用
D/G

予備
変圧器

蓄電池

放水口

蒸発器

2次主循環
ポンプ

主変圧器
過熱器

空気
冷却器

＊本図は主要系統を示したものであり、
この他に燃料取扱
設備、放射性廃棄物処理設備等がある。

原子炉補機
冷却水ポンプ

各設備

各設備

原子炉補機冷却海水ポンプ

原子炉補機冷却水系
熱交換器

取水口
炉心燃料

1次主循環ポンプ

ナトリウム漏えい対策に係る改造

給水ポンプ

オーバフロータンク（ナトリウム貯留中）

蒸気発生器伝熱管破損対策に係る改造

原子炉補機冷却水設備：運転中
色分けは、

原子炉容器、1次冷却系設備（Ａ、Ｂループ）：運転中

20 １次冷却系設備（Ｃループ）：休止中：停止中設備：運転中設備：改造設備

水・蒸気系設備：保管中を示す。

「もんじゅ」の現在のプラント状態（2/2）
設備の状態

停止中
設備＊１

運転中
設備＊２

改造
設備

21

設備

これまでの状況【休止中設備】
１次主冷却系設備（Ｃループ）
２次主冷却系設備
制御棒駆動機構など

・ナトリウム機器は、不活性ガス（アルゴンガス）を充
填し、設備劣化防止の措置を講じている。また、簡易点検等によって、設備の維持管理を行っている。

【保管中設備】
水・蒸気系設備、タービン・発電機設備

・他プラントの実績を参考に、長期保管措置を講じている。
（ポンプ等は分解保管、配管等は乾燥空気保管、
窒素ガス保管など）プラントの安全確保のため運転を継続している設備

１次主冷却系設備 （Ａ，Ｂループ）
原子炉容器
非常用電源設備
原子炉補機冷却水設備など

プラント停止期間中も、設備の稼働状況、点検時の状態を考慮して点検周期を決めるなど、計画的に点検を実施。設備の健全性はこれまでも維持されている。

ナトリウム漏えい対策等の改造工事を行う設備

ﾅﾄﾘｳﾑ漏えい対策工事対象設備
温度計の交換・撤去
蒸気発生器伝熱管破損対策
対象設備など改造工事に係る国の審査＊３を受け、工事を実施中。
一部、工事に係る国の使用前検査を受検している。

プラント停止に伴い運転を停止している
設備＊１：停止中設備は更に、据付状態のまま停止している｢休止中設備｣と分解保管、窒素ガス充填保管など雰囲気保管している｢保管中設備｣とに分かれる。
＊２：原子炉は停止（低温停止状態）、冷却材のナトリウムは循環（約200℃、流量約10％）＊３：改造に係る安全審査、設計及び工事の方法など

設備状態に応じた健全性確認
機器・設備単体の健全性確認

段階的に実施系統レベル及び
プラントレベルの健全性確認＊１

休止中設備●全設備の点検、調整を実施

停止中設備

保管中設備
●分解保管機器は、組立て、調整を実施●雰囲気保管設備は、状況を確認して、点検を実施●定期的な点検を継続実施

運転中設備

改造設備

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・これまでの設備維持管理と同様、計画的に点検を 実施して、設備の健全性を維持。
●改造設備の試験・検査を実施
・工事に係る検査を実施
・性能、機能に係る試験・検査を実施

系統レベルの健全性確認

プラントレベルの健全性確認

・改造設備の機能・性能を確認するための工事確認試験
・1次/2次冷却系主循環ポンプ運転試
験・原子炉格納容器
漏えい率試験
・1次/2次冷却系設
備総合運転試験など単一系統の機能・性能を確認する試験など複数系統の機能・性能を確認する
試験＊１：改造設備の機能・性能を確認する工事確認試験及びプラントの機能・性能を確認する
プラント確認試験から構成される。
なお、試験項目は健全性確認計画書の表-９、表-１０を参照。

設備健全性確認計画の策定フロー

社内外経験の反映＊１
・常陽の定検及び定期的な安全評価
・もんじゅの設計根拠
・メーカ、他電力の経験

他プラントの経験反映

３

・｢常陽｣、｢ふげん｣の運転経験

社内経験の反映＊１（中央安全審査・品質保証委員会等）

・トラブル事例（国内軽水炉、海外FBR)

経年的影響の考慮 １

・ふげんの経験・定期事業者検査 (JEAC4209)

・常陽の経験

プラント運転/停止状態の違いによる影響度、長期停止に伴う設備の保管状況、稼働状況等を参考に評価

・長期停止プラント（国内外軽水炉、火力、むつ）の運転再開事例調査

・むつの経験

・電気的劣化 ・環境による劣化 ・機械的劣化

安全性総点検設備改善事項の確認

・放射線劣化 など設備状態の整理・停止中設備・運転中設備・改造設備

・もんじゅの設計経験

機器・設備単体の確認項目・内容の整理
・分解点検

系統機能及びプラント機能
確認項目・内容の整理

健全性確認
計画の策定

・性能確認
・設備更新 など

設備状態の考慮・停止中設備（休止中、保管中）
全設備の点検或いは調整を実施、保管中設備は保管状態を確認し、復旧
・運転中設備
従来からの定期的な点検を継続
・改造設備
工事後の試験･検査で機能を確認

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設備の重要度を考慮した点検 ２
・安全の確保・原子炉施設の安全（｢止める、冷やす、閉じ込める｣機能の確保）

・放射線防護・発電施設の安全・プラント安定運転の確保
・発電プラントとしての信頼性の実証

プラントの安全及び運転性能を確
認

国のレビュー・原子力安全・保安院

・工事確認試験（約25件（約80項目））
・もんじゅ安全性確認検討会
ナトリウム漏えい対策工事等の終了後に、系統や設備に要求された機能を確＊１：計画策定の各段階認する。
において、原子力機構
・プラント確認試験（約35件（約50項目））の各分野における専門家、「もんじゅ」設計、建再起動にあたり、系統及びプラントレベ
ル（複数系統の組合せ）で試験を実施し、 設に携わった経験者にチェック＆レビューを受プラントとしての安全機能を確認する。
け、随時計画に反映

主な経年的影響
腐食（屋内環境）

腐食（屋外環境）

原子炉格納容器
原子炉建物
主変圧器
制御棒駆動機構
過熱器

原子炉
容器

中間熱交換器

タービン

所内
起動用 予備変圧器 変圧器 変圧器
発電機
復水器

空気
冷却器

蓄電池

放水口

蒸発器

2次主循環
ポンプ

非常用
D/G

原子炉補機冷却水系
熱交換器
原子炉補機
冷却水ポンプ

各設備

各設備

取水口
炉心燃料

1次主循環ポンプ

給水ポンプ

原子炉補機冷却海水ポンプ

オーバフロータンク（ナトリウム貯留中）

腐食（屋外環境）

腐食（屋外環境、海水環境）

放射線による劣化
腐食（ナトリウム環境、アルゴンガス環境）

24

プラント全体に亘る経年的影響
プラント全体に亘る経年的影響・計装品の部品故障及び寿命、消耗品の劣化（ガスケット・パッキン類、潤滑油類）
・計装品の部品故障及び寿命、消耗品の劣化（ガスケット・パッキン類、潤滑油類）
・交換部品の供給停止による中央計算機等の故障対応不能
・交換部品の供給停止による中央計算機等の故障対応不能・発錆や汚れによる電気品の動作不良
・発錆や汚れによる電気品の動作不良＊本図は主要系統を示したものであり、この他に燃料取扱設備、放射性廃棄物処理設備等がある。

設備健全性確認の基本方針（1/6）
１ 経年的影響の評価と考慮の程度（1/2）
長期停止・運転継続により懸念される項目を抽出し、設備の運転状態、設計条件、トラブル事例などから
経年的影響を評価し、その結果を点検計画へ反映
項 目
による劣化
放射線

(1) 中性子照射

影響度評価

原子炉容器、１次冷却系配管 など

点検計画へ
の考慮程度
△

原子炉出力運転時間が短いため、放射線照射量が少なく影響は小さい。
(2) γ線照射

絶縁材（ケーブル、電磁ポンプ巻線）（腐食、応力腐食割れ など）

設置環境の影響による劣化△

水・蒸気系機器・配管

テストピース（保管状態を確認するために設置）の状態を見る限り腐食は小さいと考えられるが、点検時に状態を再確認する。

○

原子炉補機冷却水系機器・配管 など

機器・配管の腐食を防ぐため、防錆剤を注入している。

△

屋内機器・配管（２次冷却系機器・配管、 付着塩分濃度を監視し、外面からの腐食の抑制を
水・蒸気系機器・配管 など）図っている。

△

屋外機器・配管（水・蒸気系など）

塩害等による腐食・浸食が考えられる。

◎

海水系機器・配管

海水による腐食・浸食が考えられる。

◎(2) 冷却水環境(3) 大気環境

記号△ナトリウム及びアルゴンガスは十分な純度管理が行われており、腐食の可能性は小さく、常陽の実
績を見ても腐食減肉は無い。

(1) ナトリウム環境、
原子炉容器、１次/２次冷却系配管など
アルゴンガス環境(4) 海水環境25

対象系統／設備◎：考慮要 ○：注意要 △：経年的影響は僅少で考慮程度小

設備健全性確認の基本方針（2/6）
１ 経年的影響の評価と考慮の程度（2/2）

劣化

電気的

対象系統／設備

影響度評価

点検計画へ
の考慮程度

(1) 摩耗
（回転機器の摺動
摩耗 など）

主要回転機器（ポンプ、ファン、圧縮機、非常用ディー
ゼル発電機 など）

摺動部は設備の運転時間に対応して摩耗が進行する。

○

ナトリウム系配管

運転時間が短いため影響は小さい。

△

水・蒸気系配管、補助蒸気配管

設備の運転時間に対応して浸食が進行する。したがって、運転再開後の配管肉厚管理に用いるため、代表部について初期値の肉厚測定を実施する。

○(3) 高温環境での機械的強度の変化ナトリウム系配管、水・蒸気系配管

高温での運転時間が短いことから影響は小さい。

△(4) 疲労

安全性総点検にて流力振動並びに温度揺らぎにナトリウム系、水・蒸気系の小口径配管、よる疲労について調査検討を実施済。改造工事に温度計ウェルて温度計の交換、温度揺らぎ緩和対策を実施する。

○(1) 絶縁体劣化

電気品全般（モータ、電磁ポンプ、予熱設備、電源
設備 など）

絶縁体に使用されている有機材料が、使用時間、使用環境に応じて劣化している可能性がある。

○

全般（計装品全般、小型ポンプ、小型(1) 部品故障、寿命、モータ、ガスケット・パッキン類、潤滑油
消耗品
類 など）

劣化が進行し寿命に達しているもの、交換時期に達しているものが存在する。

◎(2) 交換部品の供給停止

計装品全般、中央計算機 など部品が供給停止になってるものが存在する。

◎(3) 電気品動作不良（粉塵の付着、発錆 など）

制御盤、リレー、遮断器 など

停止中設備の電気品で発錆等により劣化しているものがある。

◎(2) 浸食（ｴﾛｰｼﾞｮﾝ）

機械的劣化
経年的影響
プラント全体に亘る

26

項 目

記号

◎：考慮要 ○：注意要 △：経年的影響は僅少で考慮程度小

設備健全性確認の基本方針（3/6）
２

設備の重要度を考慮した点検（1/2）
・安全の確保公衆の安全

原子炉の安全｢止める、冷やす、閉じ込める｣
これらの機能に係る設備の健全性を確認 ＊１

放射線防護

発電施設の安全

核燃料の取扱い、放射線の監視、放射性廃棄物の処理等に係る設備の健全性を確認 ＊１

電気設備、タービン設備等の保安に係る設備の健全性を確認 ＊１

原子炉等規制法、電気事業法の技術基準の要求（研開炉則＊２ ）（省令62号＊４ 等）（設置許可＊３ ）＊１ ： 技術基準に適合していることを確認（参考） 具体的には、原子炉等規制法 第28条、第29条、研開炉則 第9条、第21条等の使用前検査、施設定期検査に関する事項
電気事業法 第39条等で規定される事業用電気工作物の維持に関する事項

27*２：｢研究開発段階にある発電の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則｣ （総理府令第122号）の略称*３：｢高速増殖炉もんじゅ発電所 原子炉設置許可申請書｣の略称*４：｢発電用原子力設備に関する技術基準｣（通商産業省令第62号）の略称

設備健全性確認の基本方針（4/6）
設備の重要度を考慮した点検（2/2）

２

保守管理上の重要度に応じて点検内容を計画。
保守管理上の重要度が高い機器ほど、予防保全の傾向が大。

保守管理上の重要度＊１の考え方
高への影響度
プラントの安定運転
＊３

大

MA

安全上の重要度＊２

低

MB

高
MC

予防保全

小

低
日常保全・事後保全*１：保守管理上の重要度高い順にMA、MB、MCの3段階に分かれ、安全上の重要度とプラントの安定運転への影響度を勘案して決定される。
*２：安全上の重要度
耐震設計上の重要度分類、安全機能の重要度分類、構造等の技術基準上の機器区分が考慮され、決定される。
*３：プラントの安定運転への影響度｢もんじゅ｣は原子力政策大綱（原子力委員会）にも記載があるように、“発電プラントとしての信頼性の実証”が必要であるため、当該設備が28 故障した場合の安定運転への影響度を考慮している。

左図の保守管理上の重要度は、もんじゅの規則に定められており、従来からもんじゅ設備の保守管理に用いている考え方である。
・保守管理上の重要度の高い機器は、原子炉を制御する設備、原子炉を冷却するポンプ、崩壊熱を除去する冷却器 など
・保守管理上の重要度の低い機器は、
一般換気装置、純水等を製造する設備、
非放射性の排水を処理する設備 など

今回の健全性確認では、プラントの長期停止に鑑み、事後保全の領域に含まれる機器・設備でも予防保全的に点検を実施。

設備健全性確認の基本方針（5/6）
３ 他プラントの経験反映

1.常陽（20年以上の運転経験）⇒経年的影響項目の抽出と評価
常陽の｢原子炉施設の定期的な評価｣を参考に、プラント長期停止に伴う影響項目（P9、10参照）を抽出。

⇒設備維持点検計画への反映
常陽の定期検査計画の考え方、点検項目をもんじゅ運転開始までに実施する点検、試験・検査の計画に反映。

⇒改造工事工法への反映｢常陽｣のＭＫ－Ⅲ改造工事＊１で得られた工事工法の注意事項 （配管内側のガス圧の微正圧管理、カバーガスの純度監視、配管切断時の配管固定など） をもんじゅ改造工事工法に反映。

2.海外ＦＢＲ・フェニックス（フランス）＊２
・スーパーフェニックス（フランス）＊２⇒運転開始後の事故・故障を未然に防止するため、長期停止後の再起動時に実施した点検項目、起動時、通常運転時の不具合事例に着目して調査 （安全性総点検以降に調査した約70件の事例、ナトリウム弁ベローズシール部からのナトリ
ウム漏えい、蒸気発生器伝熱管からの水漏えい等）。その結果、もんじゅ再起動時の点検項目に抜けはないこと、反映が必要な不具合事例は安全性総点検にてすでに抽出されていることを確認した。
また、もんじゅのナトリウム漏えい対策工事にフェニックス、スーパーフェニックスの漏えい対策の考え方を反映した他、不具合事例の反映として｢流れの合流部における温度のゆらぎ緩和対策｣を改造工事で実施予定。
＊１：MK－Ⅲ改造工事：原子炉の出力増加を目的として実施した改造工事。（約3年間停止）

29＊２：フェニックス、スーパーフェニックスとも約4年の長期停止経験を有する。

設備健全性確認の基本方針（6/6）
３ 他プラントの経験反映

3.軽水炉 等・ふげん、軽水炉⇒ふげんの施設定期検査計画、軽水炉の定期事業者検査計画の考え方、点検項目をもんじゅ運転開始までに実施する点検、試験・検査の計画に反映

・長期停止プラント（国内軽水炉＊３、海外軽水炉＊４、火力、むつ）⇒水・蒸気系設備の長期保管手法、運転開始に向けた復旧点検計画＊５策定に国内軽水炉、火力プラント、むつの実績を参考とした。
⇒もんじゅ同程度の期間停止した経験を有する海外軽水炉について、長期停止後の再起動における活動を調査した。その結果、運転開始に向けて実施した活動の内容は、ハード面だけでなくソフト面まで及んでいることを確認した。もんじゅの場
合、安全性総点検の対応まで含めると、同等以上の活動を行っている。

・軽水炉トラブル事例⇒もんじゅ運転開始後の事故・故障を未然に防止するため、もんじゅ開発部内の検討会にて軽水炉の事故・故障情報
約500件について調査を実施。経年的な影響による事例を含め、主要な12件を水・蒸気系設備等の点検に反映。
（例）主給水逆止弁の構成部品の脱落（敦賀1号）、給水ポンプ駆動タービンドレン配管管台部からの漏えい（浜岡2号）⇒上記検討会の他、美浜3号機で発生した復水配管からの蒸気流出の対応として、今後の水・蒸気系配管の肉厚管理に用いるため、初期値データの採取として、肉厚測定を実施する。
＊３：美浜１号機（4年2ヶ月停止）の事例など。
＊４：ブラウンズ・フェリー（米国ＢＷＲ）発電所について調査。
運転パフォーマンスの問題（格納容器漏えい率試験不合格、原子炉水位計装の問題 等）により自主的に運転を停止した。
１号機：２０年以上、２号機：６年８ヶ月、３号機：１０年８ヶ月と長期停止の経験を有する。
２、３号機は運転を再開、1号機は2007年ごろ再開予定。
＊５：例えば、保温材で覆われた屋外配管外面からの腐食を考慮した点検、長時間放置した弁のパッキン類の劣化に伴う交換、電気計装品の更新等

30

設備健全性確認計画まとめ表（具体例）
詳細は健全性確認計画書の表-6、表-7を参照

施設区分 設備区分

1次主冷却
系設備
原子炉冷却
系統施設

機器

循環ポンプ

運転中
＊２

循環ポンプ
軸封部

運転中
＊２

○

MA

・軸封部の分解点検

循環ポンプ
モータ

運転中
＊２

○

MA

・本格(分解)点検

その他の主要な設備 蒸気タービン

電気設備

電気設備

経年的
機器・設備単体レベル 系統及びプラントレベル
影響の 重要度
での確認項目 ＊１
での確認項目
考慮程度

設備
状態

発電機本体

保管中

保管中

△

○

○

MA

MB

MB

・ポンプ本体手回しトルク 1次主循環ポンプの運転
機能確認
確認

・全車室の分解点検

・本格(分解)点検

冷却系設備総合運転機能確認

蒸気タービンの制御装置、保安装置の動作確認など
発電機ガス設備、固定子冷却設備、密封油設備の動作確認など＊１ ：考え方の具体的な例を以下に示す。
例１）1次主循環ポンプは、ナトリウム、アルゴンガス環境下のため経年的影響に対する考慮程度が「△」経年的影響は僅少であるためポンプの分解は実施しないが、軸封部は運転時間に対応して劣化するため分解点検を行う。一方、１次主循環ポンプモータは機械的劣化、電気的劣化が考えられるため本格(分解)点検を行う。
例２）蒸気タービンは、プラントの安定運転への影響度が大きく重要度が「MB」、「保管中設備」で点検を実施しておらず、経年的影響に対する考慮程度が「○」注意要であることを総合的に判断して、分解点検を行う。

31 ＊２ ：Ａ、Ｂループは運転中、Ｃループは停止中

機器・設備単体レベルの確認計画策定具体例①1次主循環ポンプ②タービン発電機設備

・A、Bループは運転中、Cループは停止中
・設備の重要度：安全上の重要度は高、プラントの安定運転への影響度も大、MA・経年的影響ポンプはナトリウム、アルゴンガス環境下のため腐食の影響は小さい。
モータは機械的劣化（軸受の摩耗等）、電気的劣化（絶縁低下等）が考えられる。
運転に伴い劣化した消耗品は交換を実施する。
Cループは予熱ヒータが長期間停止状態であることを考慮する。

・停止中機器・設備の重要度：安全上の重要度は低、プラントの安定運転への影響度が大、MB・経年的影響蒸気タービン、発電機とも乾燥空気を通気しているが、腐食、絶縁抵抗低下などが懸念される。
劣化した消耗品は交換を実施する。

・蒸気タービン⇒全車室の分解点検
・発電機⇒本格（分解）点検・ポンプ⇒軸封部のみ分解点検・モータ⇒本格（分解）点検＜点検の主な着眼点と点検内容＞

潤滑油の劣化

＜点検の主な着眼点と点検内容＞

主モータ、ポニーモータの絶縁抵抗低下
ベアリングの劣化潤滑剤（グリース）の劣化 など
蒸気タービン各部の腐食

・潤滑油の分析
色の変化、不純物の析出など経年的変化が見られなければ継続して使用

メカニカルシールの劣化

軸封部の分解点検・軸封部目視検査
・メカニカルシールの交換

不純物による静圧軸受部の固着

32・手回しにより回転トルクに異常のないことを確認

モータの本格（分解）点検
・回転子、固定子の目視検査
・絶縁抵抗測定・軸受の目視確認
・グリース入替え

図 1次主循環ポンプ鳥瞰図

発電機の本格（分解）点検
・回転子、固定子の目視確認
・絶縁抵抗測定（絶縁診断の実施）
・軸受部点検、手入れ・消耗品の交換（パッキン）

全車室の分解点検・羽根、ケーシング等の点検手入れ
・間隙計測
・軸受部点検、手入れ・消耗品交換（パッキン）

1次主循環ポンプ潤滑油系機
能・定期的な点検によりこれまで
も機能・性能を維持
・潤滑油系の各ポンプは運転再開までに分解点検を実施

発電機の腐食、絶縁抵抗低下

蒸気タービン潤滑油、制御油系機能
発電機密封油系機能の低下
蒸気タービン潤滑油、制御油の劣化
発電機密封油の劣化

・潤滑油の分析
色の変化、不純物の析出など経年的変化が見られなければ継続して使用・蒸気タービンターニング、軸受部への油供給、油の品質維持の観点から、定期的に運転を実施し、機能が維持されていることを確認
しかし、予防保全の観点から運転開始
前に点検を実施

図 蒸気タービン据付時の状況

設備健全性確認の実施工程＊１
詳細は「設備健全性確認計画書」参照

平成１６
年度

平成１７年度

平成１８年度

平成１９年度

1 ～ 3 4 ～ 6 7 ～ 9 10 ～ 12 1 ～ 3 4 ～ 6 7 ～ 9 10 ～ 12 1 ～ 3 4 ～ 6 7 ～ 9 10 ～ 12 1 ～ 3

設備健全性確認計画書

試運転開始(性能試験)

準 備 工 事
照明器具の撤去、仮設電源の設置、床、壁の穴あけ工事、扉・ハッチ改造など

本

体

工

事

２次冷却系温度計の交換・撤去工事、ナトリウム漏えいに対する改善工事、蒸発器ブローダウン性能の改善工事

工事確認試験（約25件（約80項目））

セルモニタ機能試験、ドレン系機能試験など

プラント確認試験（約35件（約50項目））
１次主冷却系循環ポンプ運転試験、
制御棒駆動装置運転試験、燃料交換など

ナトリウム系設備主要機器

１次主冷却系
循環ポンプ点検

２次主冷却系
循環ポンプ点検

蒸気発生器
伝熱管点検 C/V-LRT

燃料取扱及び貯蔵設備の点検(新燃料受入に係わる設備)

水・蒸気系設備主要機器
運転中設備主要機器

33(燃料交換に係わる設備)
タービン、発電機の点検(原子炉補機冷却系設備、非常用ディーゼル発電機など)＊１ 上記の工程は、現時点での計画に基づいた主要設備の点検、試験の概略工程であり、今後の改造工事及び点検作業の進捗状況により変更もある。

設備健全性確認計画のまとめ
目標

現状設備に要求される機能・性能の維持

設備改善の実施

設備の機能・性能維持を目的として計画されていた運転開始後の点検計
画＊と同等以上の点検を実施し、試運転が再開できる状態を確保。

安全性総点検で摘出されたナトリウム漏えい対策等の設備改善項目を確実に実施。

停止中設備

運転中設備

改造設備

設備の保管措置、維持管理は実施
してきているが、これまで本格的な点検は実施していない。

点検計画＊を参考に、設備の稼動状況、点検時の設備状態を反映して計画的に点検を実施。これまでも設備の機能・性能を維持。

改造工事に係る国の審査を受け、工事を実施中。

確認方策

本格的な点検を実施

設備更新

定期的な点検を継続実施

改造工事の実施

全設備に対し本格的な点検を実施。
分解保管設備は、組立・調整を実施
して設備を復旧。点検内容には、長期停止した先行プラントの経験、他プラントのトラブル事例を等を反映。

据付後約15年経過していることを考慮
し、設備更新時期に達した設備は更新。

計画的に点検を実施し、設備の健全性を維持。劣化部品は交換、要補修
箇所は補修を実施。

改造工事にて、安全性総点検で摘出された設備の改善を実施。試験・検査にて、工事に係る健全性、改造設備の機能・性能を確認。

工事確認試験・プラント確認試験の実施
点検及び改造工事終了後、工事確認試験、プラント確認試験を実施し、系統としての機能・性能、プラントとしての機能・性能を確認。

管理
尺度

34

設備健全性確認の終了
全ての点検が完了し、各設備の機能・性能が復旧または維持されていること。点検中に発見された不具合は、補修または改善されていること。設備更新、改造工事が完了し、試験・検査に合格していること。工事確認試験・プラント確認試験で系統、プラントレベルの機能・性能が確認されていること。
＊：旧科技庁委託調査研究報告書（平成７年３月原子力安全技術センター）「高速増殖炉もんじゅの定期検査10年計画作成に関する調査」

第４回検討会：資料４－１「もんじゅ」燃料の保管状況とその利用について（案）

平成18年3月29日
独立行政法人 日本原子力研究開発機構⑤

35

（ 目 次 ）36

1. 「もんじゅ」炉心・燃料の概要

2-5

2. 「もんじゅ」における燃料集合体の受入・取扱い

6

3. 保管燃料の種類と概要

7

4. 長期保管燃料の利用について

8

5. 長期保管燃料の健全性評価プロセス

10

6. 保管燃料の経年的影響の考察

11-14

7. 長期保管燃料の健全性評価の概要

15-16

8. 「常陽」における炉心燃料集合体の使用実績

17-18

9. 長期保管燃料の「もんじゅ」サイトでの確認（案）19

10. まとめ20

11. 参考資料

21-40

「もんじゅ」炉心

約18m

炉心を
上から見た図約1.7ｍ（炉心燃料部のみ）
約2.3ｍ（ﾌﾞﾗﾝｹｯﾄ燃料部含む）
記号 数量

核分裂性Pu
富化度

内側

108

約15wt%

外側90

約20wt%

炉心構成要素炉心燃料集合体
約7m

炉心
燃料集合体

37

原子炉容器

ブランケット燃料集合体

172 （劣化ウラン）

制御棒集合体19-

「もんじゅ」燃料集合体
ハンドリングヘッド（SUS316)
ラッパ管(SUS316相当
ステンレス鋼)

タグガス封入ハンドリングヘッド

被ふく管（SUS316)

炉心燃料集合体 198体
炉心燃料集合体（内側）： 108体
炉心燃料集合体（外側）： 90体
ブランケット燃料集合体 172体

(SUS316相当ステンレス鋼)

プレナムスプリング
A

A

ラッパ管
(SUS316相当
ステンレス鋼)

燃料ペレットAA

炉心燃料要素（169本）

ワイヤスペーサ

ワイヤスペーサ
炉心燃料要素(SUS316相当ステ
ンレス鋼)
寸法： 全長 約2.8m
外径 約6.5mm

エントランスノズル（SUS316)

寸法： 全長 約3m
ラッパ管外対辺間距離
約78.5mm「常陽」MK-Ⅱ炉心燃料集合体

38

炉心燃料要素エントランスノズル（SUS316)
寸法： 全長 約4.2m
ラッパ管外対辺間距離 約110.6mm「もんじゅ」炉心燃料集合体

ラッパ管

A-A断面

｢もんじゅ｣燃料¾炉心燃料：プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料（MOX燃料）○ 「もんじゅ」で使用するＭＯＸ燃料は、約３割がプルトニウム（238Ｐｕ～242Ｐｕ） 注）、残りが劣化ウランから構成される。
○ 主にプルトニウムが核分裂し発熱する。
注）核分裂性プルトニウム： 239Pu （プルトニウム239）， 241Pu（プルトニウム241）
241Pu の半減期：

約14年¾ブランケット燃料：二酸化ウラン燃料（劣化ウラン）○ 劣化ウランが炉心燃料から来る中性子を吸収しプルトニウムに変化する。
39

もんじゅ炉心燃料の製造・製造場所：
・現在：日本原子力研究開発機構 東海研究開発ｾﾝﾀｰ
核燃料サイクル工学研究所 プルトニウム燃料第三開発室
使用施設から加工施設に変更すべく、核燃料物質加工事業
許可の申請中。
平成16年9月18日： 申請
平成18年2月10日： 原子力安全委員会・原子力委員会へ諮問（二次審査中）

昭和63年より、
高速増殖原型炉「もんじゅ」の炉心燃料集合体、及び高速実験炉「常陽」の炉心燃料集合体を製造

40

「もんじゅ」における燃料集合体の受入・取扱い① 新燃料集合体の受入、新燃料貯蔵室への貯蔵
プルトニウム燃料センター及びウラン燃料加工メーカーより搬入された燃料集合体は、受入検査を実施した後、新燃料貯蔵室の貯蔵ラックに貯蔵する。

② 炉外燃料貯蔵槽への貯蔵
次回燃料取替分の燃料集合体を新燃料移送機及び燃料出入機を用いて新燃料貯蔵室から炉外燃料貯蔵槽に移動し、炉外燃料貯蔵槽内のナトリウム中で貯蔵する。

③ 燃料取替原子炉停止中に、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵されている新燃料集合体と使用を終えた原子炉容器内の使用済燃料集合体を燃料出入機及び燃料交換機等を用いて取り替える。

③

②

①

原子炉建物

原子炉補助建物
新燃料移送機

燃料出入機
燃料交換機

Na

新燃料貯蔵室：C

41：新燃料集合体の取扱：使用済燃料集合体の取扱

原子炉容器
：A
炉外燃料貯蔵槽：B

保管燃料の種類と概要「もんじゅ」の燃料集合体の保管場所、状態は、以下のとおり。
：照射履歴のある燃料：照射していない燃料

Ａ．「もんじゅ」原子炉容器 （ナトリウム中の原子炉装荷燃料）○ 平成７年に実施した性能試験を経験した燃料集合体であり、原子炉容器のナトリウム中に装荷状態にある燃料集合体¾ 燃料集合体の種類・体数： 炉心燃料集合体（内側）ブランケット燃料集合体

108体、
172体

炉心燃料集合体（外側）90体

Ｂ．「もんじゅ」炉外燃料貯蔵槽 （ナトリウム中保管の新燃料）○ 取替燃料として製造済みの燃料のうち、「もんじゅ」の炉外燃料貯蔵槽（ＥＶＳＴ）のナトリウム中に保管している新燃料集合体¾ 燃料集合体の種類・体数： 炉心燃料集合体 （内側） 24体
ブランケット燃料集合体
34体

Ｃ． 「もんじゅ」、プルトニウム燃料第三開発室、ウラン燃料加工メーカー （大気中保管の新燃料）○ 取替燃料として製造済みの燃料のうち、「もんじゅ」の新燃料貯蔵室、東海・プルトニウム燃料
技術開発センター及びウラン燃料加工メーカーで大気中に保管している新燃料集合体¾ 燃料集合体の種類・体数： 炉心燃料集合体（内側） 20体、ブランケット燃料集合体 71体42

炉心燃料集合体（外側）38体

長期保管燃料の利用について（状況認識）¾ 「もんじゅ」では、当初、初装荷燃料198体による炉心構成によって、臨界を迎え、その後の性能試験において、100%出力を達成する計画としていた。
¾ 平成７年の２次ナトリウム漏えい事故によって運転が中断し、その後１０年を超える停止期間を経るに至った。
¾ 「もんじゅ」の燃料は、プルトニウム241が減衰（241Pu→241Am）し、炉心の反応度が低下しており、運転を再開するためには燃料取替が必要となった。

43

長期保管燃料の利用について（保管燃料の状態と利用方針）（１）原子炉容器内に装荷されている炉心燃料集合体→ 平成７年の性能試験後、長期間に亘り、原子炉容器の１次ナトリウム中に装荷。
照射履歴を有しているが燃焼が進んでいない。
（２）原子炉容器外に保管されている未使用の炉心燃料集合体→ 製造（平成３年～８年）後、長期間に亘り、ナトリウム中又は大気中で保管状態。
（１）の初装荷燃料より核分裂性Pu富化度が高い。照射しておらず燃焼していない。
¾ 運転再開に向けた燃料取替計画の検討に際しては、新たに必要な燃料を製造するとともに、燃料の有効利用の観点から、上記（１）の一部と（２）の長期保管燃料を利用したいと考えている。
○ 経年的影響の観点から当該燃料の技術的検討・評価を行い、その使用が妥当であることを確認する。

44

長期保管燃料の健全性評価プロセス¾ 高速実験炉「常陽」の経験を基本として実施。
¾ 海外炉の経験を踏まえ実施。

機構内の各種審査会
現状把握（項目の摘出、検討）

経年的な影響に係わる事項の摘出と検討

１．放射線による影響
２．環境による影響
３．機械的な影響
４．燃料組成の影響
５．その他の要因

熱、流動、構造強度、
燃料、材料等の専門
技術的観点から検討、評価

着眼点
・炉心燃料集合体に要求されている機能、主要仕様等
・炉心燃料集合体の製作及び試験検査の要求事項
・研究開発（Ｒ＆Ｄ）に基づく知見
・ナトリウム中試験、照射後試験等の実績、データ等
・試験・解析に基づく検討評価
・プラント運転保守経験
・高速実験炉「常陽」の経験
・海外高速炉の情報

45

最終評価

国のレビュー・原子力安全・保安院
・もんじゅ安全性確認検討会
・ 評価結果の検証を考慮する

保管燃料の経年的影響の考察¾ 長期保管状態にある燃料集合体について、経年的な影響に係わる事項を整理、分析し、燃料健全性に影響を与える可能性について検討する。
大項目

小項目

対象燃料

１．放射線による劣化(1) 中性子照射

２．環境の影響による劣化（腐食、応力腐食割れ、 など）(1) ナトリウム環境、アルゴンガス環境(2) 大気環境

Ｃ

３．機械的劣化(1) 摩耗、フレッティングＡＡ(2) 自己融着

Ａ，ＢＡ，Ｂ(3) 高温クリープ

Ａ(4) 疲労Ａ

４．燃料組成の変化（241Ｐｕ→241Ａｍ）(1) 核的特性

Ａ，Ｂ，Ｃ(2) 燃料物性

Ａ，Ｂ，Ｃ

５．その他の要因(1) 被ふく管の内圧上昇

Ａ，Ｂ，Ｃ(2) 被ふく管の内面腐食

Ａ，Ｂ，Ｃ(3) パッド部表面硬化材の剥がれ、脱落

Ａ，Ｂ(4) プレナムスプリング機能の劣化

Ｂ，Ｃ(5) タグガスの組成変化

Ａ，Ｂ，Ｃ

46

Ａ：ナトリウム中の原子炉装荷燃料

Ｂ：ナトリウム中保管の新燃料（炉外燃料貯蔵槽）

C：大気中保管の新燃料（もんじゅ・東海）

経年的影響の考察 (1/3)
長期保管状態にある燃料集合体について、経年的な影響に係わる事項を抽出し、保管状態、設計条件、トラブル事例などから経年的影響をどの程度考慮すべきかを評価
項 目

検討の要否

放射線劣化
（腐食、応力腐食割れ など）

環境の影響による劣化(1) 中性子照射（１）燃料構成要素の材料強度低下
・中性子照射による材料強度の低下
・中性子照射による材料延性の低下
・中性子照射による材料スエリング、クリープによる影響○(1) ナトリウム環境、
アルゴンガス環境（１）燃料構成要素の材料腐食
・ナトリウムによる材料腐食
・ナトリウム中材料の脱浸炭現象（２）燃料構成要素の材料強度低下
・長期ナトリウム中浸漬による強度低下○(2) 大気環境（１）燃料構成要素の材料腐食
・塩害による材料腐食、応力腐食割れの発生
・大気中酸素による錆の発生

○

記号

47

燃料健全性に与える影響の考慮◎：検討要○：影響は僅少と思われるが検討

経年的影響の考察 (2/3)
項 目

燃料健全性に与える影響の考慮

検討の要否

機械的劣化

(1) 摩耗、フレッティング（１）燃料構成要素の損耗による強度低下
・被ふく管とワイヤスペーサの擦り痕（ウェアマーク）の発生（２）ラッパ管内流路確保機能への影響
・ワイヤスペーサの緩み○(2) 自己融着（１）燃料交換機能への影響
・エントランスノズル球面座と炉心支持構造物での自己融着の発生○(3) 高温クリープ（１）燃料構成要素の変形
・ラッパ管、被ふく管の熱クリープ変形
・被ふく管内圧クリープ変形
・燃料集合体及び被ふく管の各部の変形

検討不要
（＊１）

(4) 疲労（１）燃料構成要素の材料強度低下
・繰り返し熱応力の発生によるクリープ損傷の蓄積
・燃料集合体及び被ふく管の各部に疲労損傷の蓄積

検討不要
（＊２）

記号

◎：検討要

○：影響は僅少と思われるが検討（＊１）： 原子炉停止期間中、燃料集合体構成部材、燃料被ふく管等の温度は、約200℃と低く、熱クリープが関与しない温度領域である。
（＊２）： 原子炉停止期間中、燃料被ふく管等の温度もほぼ一定に保たれており、ひずみ保持を伴う繰り返し荷重を負荷されるような要因がないため、停止期間中に熱クリープによる累積損傷が蓄積されることはない。

48

経年的影響の考察 (3/3)
項 目

検討の要否

燃料組成の変化その他の要因(1) 核的特性（１）燃料組成の変化による核的影響
・反応度の低下・炉心特性への影響◎(2) 燃料物性（１）Ａｍによる燃料物性への影響
・燃料ペレットの融点
・熱伝導度

◎

(1) 被ふく管内圧上昇（１）長期保管に伴う燃料被ふく管内圧上昇
・Ｐｕのα崩壊によるＨｅ放出の影響
・Ａｍ蓄積によるＨｅ放出の影響○(2) 被ふく管内面腐食（１）長期保管に伴う燃料被ふく管内面腐食
・揮発性ＦＰによるＦＣＣＩ（ペレット－被ふく化学相互作用）による被ふく管内面腐食
・Ａｍ-MOXの解離酸素による被ふく管内面腐食○(3)パッド部表面硬化材の剥がれ、脱落（１）パッド部の健全性
・燃料集合体パッド部の表面硬化材の剥がれ、脱落○(4) プレナムスプリング
機能（１）プレナムスプリング機能の劣化
・プレナムスプリング力の劣化○(5) タグガスの組成変化（１）破損燃料集合体の同定への影響
・タグガスの組成変化

○

記号

49

燃料健全性に与える影響の考慮◎：検討要○：影響は僅少と思われるが検討

長期保管燃料の健全性評価の概要（1/2）
大項目

評価結果

１．放射線による劣化(1) 中性子照射による影響
ラッパ管や燃料被ふく管は、使用期間中の最高温度が約550℃、最大フルエンス
2.1×1022n/cm2程度であり、 「常陽」の照射後試験実績より中性子照射による影響はない。

２．環境の影響による劣化(1) ナトリウム環境中による影響
ナトリウム中（約200℃、酸素濃度10ppm以下）においては、材料の腐食を保守的に試算した結果、1.6μm以下と小さいこと。また低温域であることから引張強度、クリープ
強度等、材料強度の低下に影響を及ぼすことはない。
(2) 大気環境中による影響
大気環境中の各貯蔵場所は温度管理され、結露もないこと、及び燃料集合体外表面の付着塩分量も極めて少ない（5mgCl/m2以下）ことから、保管中における大気環境の影響は無視できる。 （もんじゅでの付着塩分濃度の管理目標値：70mgCl/m2以下）

３．機械的劣化(1)

摩耗、フレッティングによる影響
被ふく管とワイヤスペーサの擦り痕防止策を実施していること、及び保管中は低流速であることから、被ふく管とワイヤスペーサの擦り痕は発生しない。
ワイヤの張力は被ふく管との温度差により変化するが、保管中の温度差がないことか
ら張力は維持される。また熱クリープは約200℃の低温域では生じないことから、熱クリープによる変形によってワイヤスペーサが緩むことはない。

(2) 自己融着による影響
炉心支持構造物の接触部分には、耐自己融着特性に優れた表面硬化材（ステライト）が肉盛施工されており、かつ約200℃のナトリウム環境であることから、集合体エントラ
ンスノズル部（SUS316）との自己融着は無視できる。

50

長期保管燃料の健全性評価の概要（2/2）
大項目

評価結果

４．燃料組成の変化(1) 燃料組成の変化による核的影響
燃料交換を行うことにより、反応度を回復させる。燃料取替計画を定めて、炉心の安全性を確認する。
(2) Ａｍによる燃料物性への影響
燃料組成変化に伴う燃料物性データについては最新知見に基づき評価する。

５．その他の要因(1) 被ふく管の内圧上昇による影響
Ｐｕのα崩壊によるＨｅガス生成が支配的となるが解析で求めた結果、製造時の封入
圧約0.1MPaに対して約0.18MPaへと上昇するが、被ふく管強度に及ぼす影響は軽微であり、問題にはならない。
(2) 被ふく管の内面腐食による影響
燃焼度20,000MWｄ/ｔ又は被ふく管内面温度480℃以下では内面腐食の発生は認められていない。そのため、保管期間中の温度、燃焼度では、FCCI（ペレット－被ふく化学相互作用）が発生しておらず、被ふく管の強度へのFCCIの影響は無視できる。
(3) 集合体パッド部表面硬化材の剥がれ、脱落による影響
集合体パッド部形状や被膜厚さ等を模擬したナトリウム中の高温熱サイクルによる熱衝撃条件でも表面硬化材の剥離現象は認められていない。そのため、保管中の温度がほぼ一定で、かつ約200℃と試験条件より低温であることから、パッド部母材と表面硬化材との熱膨張差やナトリウム腐食による剥離は無視できる。
(4) プレナムスプリングの機能劣化による影響
今後、もんじゅへ輸送する燃料及びもんじゅ内保管の燃料については、大気中又は約200℃ナトリウム中の保管状態であることから、熱クリープによるプレナムスプリングの押付け力の低下は考えられず、製造時の押付け力が確保されている。

51(5) タグガスの組成変化による影響
タグガスにはＫｒ及びＸｅの安定同位体核種を用いているため、長期保管後もタグガス
組成が有意に変化することはない。

「常陽」における炉心燃料集合体の使用実績
長期間保管後の照射履歴を有するＭＫ-Ⅱ炉心燃料集合体の事例（４体）
・約４～７年の大気中保管後、約９～１０年間の炉内ナトリウム中装荷
炉心燃料集合体の使用実績：539体（（MK-I～Ⅲ）平成17年末現在）
これまでの運転を通じて、燃料破損が発生したことはない。
大気中
保管年数

炉内装荷期間

照射実績
要素最高
最大線出力
燃焼度
(W/cm)(MWd/t)（新燃料貯蔵庫）

運転ｻｲｸﾙ

運転日数(EFPD)

停止期間を含む
装荷年数

１

6.9 年

28～35

401 日

8.9 年

69,700

356

２

6.1 年

27～35

431 日

9.5 年

56,100

321

３

4.0 年

28,29’～35

376 日

8.8 年

54,500

301

４

3.9 年

28～35

401 日

8.8 年

54,400

303

1994

1996

年度

運転工程

52

1992

1993

1995

1997

1998

1999

MK-Ⅱ炉心24 25 26 27

28 29

29’

30 31 32

33 34 35

2000

2001

2002

2003

MK-Ⅲ性能試験炉心「常陽」における長期照射された燃料集合体の照射後試験結果「常陽」で長期間に亘り、ナトリウム中浸漬、照射を経験した照射後試験（ＰＩＥ）の事例
・最大内面腐食量35.7μm[F.P.による内面腐食量（設計条件）：100μm]

１．主な仕様・「もんじゅ」タイプ燃料集合体（PFC030）
・燃料要素
： 61本
・燃料要素外径： φ6.5mm
・ペレット密度： 85%ＴＤ
・ラッパ管及び被ふく管材料：
SUS316相当ステンレス鋼

内
面

外
面

内
面

外
面

被ふく管断面部の金相写真（エッチング処理後）
被ふく管断面部の撮影位置（上記写真）

２．主な照射条件
・最高燃焼度： 119.2GWd/t
・最大中性子照射量 ： 17.82×1022 n/cm2(E >0.1MeV)・炉内滞在期間： 昭和61年2月4日～平成3年10月10日（約5.7年）
・EFPD： 836.7日

３．照射後試験結果

燃料カラム中央部

被ふく管断面部の撮影位置（上記写真）

燃料カラム上端部

・燃料ピンの金相試験結果より、被ふく管の内面腐食、外面腐食等の異常は認められず、被ふく管の健全性に問題がないことを確認している。

53

長期保管燃料の「もんじゅ」サイトでの確認（案）［目的］
保管状態にある燃料集合体は、前述のとおり、経年的な影響を考慮してもその機械的健全性に影響を及ぼすことはないと考える。
これら評価を補足するための位置付けとして、以下に示す確認を「もんじゅ」サイトで行うことを検討している。
これら検討は、原子力施設の安全確保の観点から最も重要な要求機能である「核燃料物質及び核分裂生成物の閉じ込め機能」及び「冷却材流路確保機能」について行う。
［確認事項］
・確認対象： ①～③ 原子炉容器内の炉心燃料集合体及びブランケット燃料集合体 （少数体）④
炉内計装（燃料集合体出口流量計）位置の集合体、流量を可変し測定 約３０体
・確認時期：
再起動に向けた燃料取替に際して実施する計画

核燃料物質及び核分裂生成物の閉じ込め機能① 燃料検査設備による健全性確認（シッピング法による燃料破損検査）② ファイバースコープによる外観確認（燃料被ふく管の外観確認）
冷却材流路確保機能③ ファイバースコープ・小型CCDカメラによる外観確認（ワイヤスペーサ、ラッパ管、エントランスノズルの外観確認）④ 燃料集合体の流路確保の確認
・燃料集合体出口流速計による測定
54ま と め長期保管燃料について経年的影響の観点から考察した。
○ 燃料が有する機械的健全性については、使用上での要求機能、性能を確保しているものと考えるが、今後、評価結果をとりまとめ、最終確認を行う。
○ 燃料組成の変化による核的特性への影響については、燃料取替計画を定め健全性を確認する。また、燃料組成の変化による燃料物性への影響については、Ａｍを含む燃料の物性値データを踏まえて評価し、健全性を確認する。

55