プレスリリース

１．主要な工事等について 　　　

１次冷却材ポンプ供用期間中検査等（図-１参照） 　　　　
　１次冷却材ポンプの供用期間中検査として、４台ある１次冷却材ポンプのうち、Ｂ-１次冷却材ポンプについて、主フランジボルト並びに同締め付け部等の耐圧部の健全性を確認するとともに、分解検査としてインペラ等の内部部品について点検を実施します。

　

　

２．保全対策について

（１）原子炉容器管台溶接部等の応力腐食割れに係る点検（図-２参照） 　　　　
　国内外ＰＷＲプラントにおいて、６００系ニッケル基合金を用いた１次冷却材系統の溶接部で応力腐食割れが発生した事例に鑑み、溶接箇所に６００系ニッケル基合金が使用されている原子炉容器冷却材入口管台、原子炉容器底部の炉内計装筒管台、ＡおよびＢ-蒸気発生器冷却材出口管台等について、外観目視点検を実施するとともにＣ-蒸気発生器冷却材出入口管台については、超音波探傷検査を実施します。

　

（２）高サイクル熱疲労割れに係る点検（図-３参照） 　　　　
　国内ＰＷＲプラントにおいて、再生熱交換器の胴側出口配管部で、高温水と低温水の混合により発生する温度ゆらぎを主な要因とする高サイクル熱疲労割れが発生した事例に鑑み、同様の熱疲労割れが発生する可能性のある余熱除去ポンプ入口ミニマムフローライン接続部などについて、超音波探傷検査を実施します。

　

　

３．燃料集合体の取替え 　　　

　燃料集合体全数１９３体のうち８９体（うち６８体は新燃料集合体）を取り替える予定です。

　

　

４．今後の予定 　　　

原子炉起動、臨界：平成１６年７月中旬 　　　
調整運転開始 　　：平成１６年７月下旬 　　　
本格運転再開 　　：平成１６年８月中旬

　

　

 

以　上　

＜参考資料＞

• 図-１　１次冷却材ポンプ供用期間中検査概要図
• 図-２　原子炉容器管台溶接部等の応力腐食割れに係る点検概要図
• 図-３　高サイクル熱疲労割れに係る点検概要図
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