プレスリリース

• ○化学体積制御系統の空気抜き配管溶接部からの漏えいに係る原因と対策について
  詳細は２（１）のとおり
  【平成２２年３月１９日、２３日、４月２日お知らせ済み】

• ○補助建屋排気筒ガスモニタの一時的な指示値の上昇に係る調査状況について
  詳細は２（２）のとおり
  【事象概要を平成２２年３月８日に、調査状況は３月２３日にお知らせしています。原因と対策については、本日発表の「補助建屋排気筒ガスモニタの一時的な指示値の上昇に係る原因と対策について」でお知らせします。】

• ○蒸気発生器伝熱管の渦流探傷検査における有意な信号指示の原因と対策について
  詳細は２（１）のとおり
  【平成２２年３月１６日、２３日お知らせ済み】

• ○燃料集合体漏えいに係る調査状況について
  詳細は２（２）のとおり
  【平成２２年２月１日、５日、３月２３日お知らせ済み】

　定格熱出力一定運転中の平成２２年３月１９日１２時頃に、中央制御室で監視カメラによる原子炉格納容器内の確認を行っていた運転員が、化学体積制御系統^＊１の再生熱交換器^＊２室内で水の滴下（４滴／分）を確認しました。
　運転パラメータや格納容器内の放射線モニタ等に異常は認められませんでしたが、漏れ箇所の特定や詳細な点検調査を行うため、同日１４時に出力降下を開始し、２１時００分に発電を停止し、２１時５５分に原子炉を停止しました。
　原子炉停止後、室内の状況を確認したところ、原子炉冷却系統への充てん水が流れる配管（充てん配管）に設置されている空気抜き配管^＊３と管台（異径管）との溶接部にほう酸の析出^＊４が認められ、浸透探傷試験^＊５で、周方向の指示模様（長さ約２．６ｃｍ）を確認しました。
　なお、この事象による環境への放射能の影響はありません。

１．調査結果
（１）破面観察等の調査

• ・当該配管を切断し浸透探傷試験を行った結果、配管外面の指示模様が認められた部分の内面の管台との溶接部境界（溶接止端部）に沿う周方向で、同様の指示模様（長さ約１．５ｃｍ）を確認しました。
• ・断面観察を行った結果、き裂は溶接止端部から溶接金属内を直線的に進み外面に達していました。
• ・破面観察の結果、破面は２つの様相を呈していました。内面側は複数のき裂の起点と接触が顕著な範囲が確認され、その外側に、外面に向かってき裂が広がり、疲労割れの特徴であるビーチマーク模様^＊６を確認しました。
• ・配管等の材質に問題はなく、放射線透過試験^＊７の結果、溶接欠陥は認められませんでした。

（２）振動計測

• ・当該配管の固有振動数^＊８を計測したところ、充てん配管の流れに直交する方向で２２．０Ｈｚであることがわかりました。

（３）点検・補修履歴の調査

• ・小口径配管の振動による損傷事例を踏まえ、その未然防止を図るため、平成１１年に小口径配管管理マニュアルを定め、振動評価を実施してきました。
• ・当該配管では、第１８回（平成１１年）および第２０回定期検査（平成１４年）において振動評価を行い、固有振動数は２３．５Ｈｚで、当該溶接部に働く応力は疲労限（疲労割れを起こす応力）より低いことを確認していました。
• ・その後、第２２回定期検査（平成１７年）において、当該配管の空気抜き弁のハンドルを、バーハンドル（重量 約０．３５ｋｇ）から丸ハンドル（重量 約２．５ｋｇ）に取替えましたが、振動評価は行っていませんでした。
• ・前回の第２５回定期検査（平成２１年）において、管理マニュアルに基づき、当該溶接部の浸透探傷試験を行い、指示模様がないことを確認しました。

（４）疲労割れに関する調査

• ・当該配管は充てんポンプの下流側にあることから、ポンプ運転に伴う充てん水の圧力脈動（振動）の影響を調査したところ、定期検査中の試運転や検査時に行われるポンプ１００％流量運転時の振動（２１．８Ｈｚ）と、当該配管の固有振動数（２２．０Ｈｚ）がほぼ一致していることから、当該配管が共振し、当該配管と管台の溶接部に疲労限^＊９を超える繰り返しの振動応力が加わっていたと推定しました。
• ・一旦、疲労割れが発生すると、プラント通常運転中のポンプ振動（８０％流量運転）により、緩やかに進展すると推定しました。

２．推定原因

• ・平成１７年の第２２回定期検査で、空気抜き弁のハンドルを取替えたことにより、当該配管の固有振動数が、充てんポンプの試運転や検査時の振動数とほぼ一致し、配管が共振したことで、当該配管と管台の溶接部に疲労限を超える応力が働きました。
• ・この応力の繰り返しにより疲労が蓄積し、前回定期検査時の試運転もしくは検査中に、配管内面に疲労割れが発生し、その後のプラント運転中に進展し、漏えいに至ったものと推定しました。

３．対　策

• ・当該配管について、充てんポンプの振動との共振を回避するため、弁ハンドルをバーハンドルに戻すとともに、剛性を高めた改良型管台に変更しました。
• ・振動により疲労割れの発生が懸念される小口径配管について、至近の振動計測以降に弁ハンドル取替え等の改造が行われていないことを現場で確認しました。

　なお、これまで小口径配管で振動による損傷を経験してきているにもかかわらず、今回、同様な事象を発生させたことは、過去の事例を十分に活かせていなかったものと反省し、再度、全保修課員に対し、振動管理の重要性を教育するとともに、小口径配管の改造工事を行う場合は、軽微なものも含めすべての工事について振動評価を行うよう管理マニュアルに明記します。

（経済産業省によるＩＮＥＳの暫定評価）

基準１	基準２	基準３	評価レベル
−	−	０−	０−

ＩＮＥＳ：国際原子力事象評価尺度

［平成２２年３月１９日、２３日、４月２日お知らせ済み］

　４月５日に、当該配管を取替え、漏えい確認および振動計測を行い異常が認められなかったため、４月６日１７時１０分に原子炉を起動し、同日１７時５３分に臨界、７日１１時４０分に発電を再開、９日４時１０分に定格熱出力一定運転に復帰しました。

　定格熱出力一定運転中の平成２２年３月８日、１時００分よりガス分析器による体積制御タンク^＊１の放射性ガスの定例分析を実施したところ、１時１３分に補助建屋排気筒ガスモニタ^＊２の注意警報が発信し、当該モニタの指示値が最大８０９ｃｐｍ（１３．５ｃｐｓ）^＊3に上昇しました。
　このため体積制御タンクとガス分析器の間の弁を閉じ、モニタ指示値は１時２２分に通常レベル［約７００ｃｐｍ（約１１．７ｃｐｓ）］に戻りました。
　同時間帯に、当該分析系統が設置されたフロアの空気中の放射能を測定しているモニタ（仮設）も上昇していたことから、今回の分析操作に伴い、放射性ガスが室内に漏れ、補助建屋換気空調系統を通じて補助建屋排気筒から排出されたものと推定されたことから、放射性ガスが漏れた原因について調査を行うこととしました。
　今回、補助建屋排気筒から放出された放射性気体廃棄物の放射能量は、約２．８×１０^８Ｂｑで、保安規定に基づく放出管理目標値(３．３×１０^１５Ｂｑ／年)の約１，１００万分の１以下でした^＊4。
　また、発電所敷地内および周辺のモニタリングポストの指示値にも有意な変化は認められず、周辺環境等への影響はありませんでした。

１．これまでの調査状況
　今回の体積制御タンク分析操作の際に使用した系統の機器および配管について漏えい検査を行ったところ、ガス分析器^＊５にガスを送り込んでいるポンプ(サンプラポンプ)２台のうち、今回使用していたNｏ．2ポンプで漏えいが認められました。このため、当該ポンプについて分解点検を行ったところ、ダイヤフラム^＊６に変形とひび割れ(最大１７．５mm)が確認されました。このため、当該ダイヤフラムについて詳細検査を実施したところ、ひび割れの中央部に貫通孔（ピンホール）を確認しました。
　今後、ダイヤフラムが損傷した原因を調査します。
　なお、当該ポンプ以外の機器および配管については、漏えいにつながる異常は認められませんでした。

［平成２２年３月８日、２３日お知らせ済み］

　原因と対策については、本日発表の「高浜発電所２号機補助建屋排気筒ガスモニタの一時的な指示値の上昇に係る原因と対策について」を参照下さい。