1. No category

東京電力株式会社
No.
2F3-IASCC8_Rev.2
分類：機械設備（制御棒）
質
問
制御棒の累積照射量について，熱中性子と高速中性子の比率を提示すること。また，
熱中性子照射量により定めた運用基準の内容を提示すること。
回
答
ボロン・カーバイド型制御棒の取替基準（運用基準）は，
「照射に伴う制御材 10B の
減損（10B の流出も考慮）により相対価値が 10%減少したときの核的寿命」と「10B の（n，
α）反応により生成された He ガスによる制御材被覆管内圧上昇の観点から決まる機械
的寿命」から決めていましたが，IASCC による制御材被覆管のひびから 10B の流出が確
認されたため（当社では過去 1F で発生），これを抑制するため上述の寿命に達する前
の 1.5×1021n/cm2 としています。
制御棒の累積照射量は，熱中性子の累積照射量を計算しており，高速中性子の照射
量については計算していませんが，炉心内の平均中性子束から算出した高速中性子束
と熱中性子束の比率は以下の通りです。
・高速中性子束/熱中性子束 約 3.4
・高速中性子束
約 1.2×1014n/cm2/s （出典：工認）
・熱中性子束
約 3.5×1013n/cm2/s （出典：工認）
制御棒が挿入されるチャンネルボックス外側の領域は沸騰のない減速材のみの領域
であることから，高速中性子束と熱中性子束の比率は炉心平均値よりも低くなると考
えられますが，現状の取替基準である 1.5×1021n/cm2（熱中性子照射量）は，IASCC の
感受性に影響が現れる 5.0×1020n/cm2（高速中性子照射量）を超える照射量であると評
価しています。
しかしながら，これまでの使用実績や点検結果から制御棒の制御能力及び動作性に
影響する IASCC は確認されてなく，このことから今後も現状保全を継続していくこと
で制御棒の健全性を確認できると考えます。
【添付資料】
・2F3-IASCC8-①：１Ｆ炉水中トリチウム濃度
以上
内は商業機密に属しますので公開できません
８－１
東京電力株式会社
No.
2F3-その他 2（共通 2）_Rev.1
分類：共通
質
問
対象機器・構造物のその他事象について，各機器の部位毎の劣化事象に分類し，それ
ぞれの部位の劣化事象について実施している現状保全の内容を，①方法（判定基準を
含む），②頻度，③結果及び補修履歴に整理して提示すること。
回
答
対象機器・構造物のその他事象について，各機器の部位毎の実施している現状保全
の内容を添付資料に示します。
添付資料
・2F3-その他 2-① 福島第二原子力発電所３号炉
覧表_Rev.1
その他事象に関する保全内容一
以上
２－１
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東京電力株式会社
No.
2F3-その他 46（腐食（全面腐食）
分類：ケーブル（電線管）
15）_Rev.1
質
問
電線管のコンクリート埋設部外面からの腐食について，震災後の外観点検及び洗浄の
方法を提示すること。
回
答
電線管のコンクリート埋設部外面からの腐食については，電線管外面は溶融亜鉛メ
ッキが施されていること及び実機コンクリートの中性化は問題ないことから腐食の可
能性は小さいと判断しています。
震災の影響としまして，震災後の外観点検及び洗浄の方法は以下の通りとなってい
ます。
①震災後の外観点検
ドライウェルスプレイ時にスプレイ水に被水した影響については，目視にてドラ
イウェル内の電線管を確認した結果，有意な腐食や塗装の剥離がなかったことから
コンクリート埋設部外面についても問題ないと判断しておりましたが，ドライウェ
ル内には当該コンクリート埋設部が存在しないことから，
「ケーブルトレイ，電線管」
の評価書を適切なものに修正します。
②震災後の洗浄方法
震災時の津波により浸水した電線管は，高圧洗浄機により淡水洗浄を行い，塩分
除去（塩分濃度 20ppm 以下）を実施しています。
また，津波浸水エリアの電線管のコンクリートとの境目は，現状では隙間や亀裂
及び腐食等の異常は確認されておりません。
なお，当該境目の微小な隙間部については，高圧洗浄機により洗浄を行っている
ことから，塩分は除去されているものと判断しています。万が一に腐食が発生した
場合でも，錆による変色等の状況から異常の検知は可能であり，その後に補修等の
対応を行うことで機能維持を図れるものと考えます。
以上
４６－１
東京電力株式会社
No.
2F3-その他 71（腐食（全面腐食）
分類：容器（原子炉圧力容器）
25）_Rev.1
質
問
主蒸気ノズル，給水ノズル及び上鏡内面の腐食（エロージョン・コロージョン及び全
面腐食）について，漏洩検査により腐食代を超える腐食を検知できる根拠を提示する
こと。
回
答
主蒸気ノズル，給水ノズル及び上鏡内面の腐食（エロージョン・コロージョン及び
全面腐食）における腐食代については，評価書中の健全性評価として算出したものと
なり，評価において腐食代を満足していることとしております。
また，現状保全である漏えい検査において，異常が無いことを確認することにより
ノズルが健全であると判断しております。
なお，漏えい検査は維持規格で要求されている検査であり，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの健全性を確認する検査手法として有効と考えております。
【評価概要】
まず，給水ノズル，上鏡内面の全面腐食については，材料を保守側である炭素鋼と
して腐食量を推定し，運転開始後 40 年時点の推定腐食量が 1mm 未満であると評価して
おります。次に，主蒸気ノズルについては，エロージョン・コロージョンについて，
腐食量の算出を行っており，その結果，設計段階で考慮した腐食量である 1.6mm より
十分小さい 0.20mm であると評価しております。
以上の評価結果より腐食が問題となる可能性は十分小さいとしております。
なお，上記の評価概要を踏まえ，評価書中の総合評価については，記載内容を修正
致します。
以上
７１－１
No.
東京電力株式会社
2F3-その他 73（腐食（全面腐食）
分類：容器（原子炉格納容器本体）
27）_Rev.1
質
問
ベント管の腐食（全面腐食）について，目視点検の周期を変更する理由及び今後，点
検周期を設定することを高経年化への対応としなくて良い理由を提示すること。
回
答
ベント管の目視点検は，震災前より点検周期 1C にてＰＣＶ Ｌ／Ｔ前にＰＣＶ内面
点検として実施することとしておりますが，今後，プラントの冷温停止状態が長期に
及ぶものと想定されることから，平成２８年度にサプレッションチェンバの点検に合
わせベント管の点検を実施し，その点検結果を踏まえ次回の点検時期を含めた検討を
することとしています。通常実施されている点検結果を踏まえた点検計画の見直しと
なるため，高経年化への対応として記載すべき事項ではないと判断しております。
ベント管目視点検を平成２８年度とした理由
震災後（平成２４年３月）に実施したウォークダウンにより，機器の機能を喪失す
るような損傷は確認されていないこと及び現在は冷温停止状態を維持しており，格納
容器内の温度変化が無く，塗膜の劣化が進みにくいことから著しい腐食の進行は想定
されないと判断しております。よって平成２８年度での点検は問題ないと考えており
ます。
以上
７３－１
No.
東京電力株式会社
2F3-その他 75（腐食（全面腐食）
分類：配管（ステンレス鋼配管）
29）_Rev.1
質
問
計装用圧縮空気系，ホウ酸水注入系，残留熱除去系配管の埋込金物の腐食（全面腐食）
について，至近の巡視点検の記録及び構造健全性検査計画の内容を提示すること。
回
答
ほう酸水注入系，残留熱除去系配管の埋込金物の至近の点検記録については，添付
資料をご確認下さい。
なお，埋込金物の確認については耐震健全性検査にて実施しており， 10Y の頻度に
て外観点検を実施することとしております。検査については添付資料をご確認下さい。
計装用圧縮空気系については，現在のところ点検の実績はありません。今後の点検
長期計画において点検を実施していくこととしております。
【添付資料】
・2F3-その他 75-①：検査記録（第 16 保全サイクル定期事業者検査成績書）
・2F3-その他 75-②：第 16 保全サイクル定期事業者検査要領書（抜粋）
以上
７５－１
東京電力株式会社
No.
2F3-その他 78（腐食（全面腐食）
分類：機械設備（基礎ボルト）
32）_Rev.1
質
問
機器付き基礎ボルト及び後打ちメカニカルアンカの腐食（全面腐食）について，機器
点検時の基礎ボルトの支持機能に支障を来たすような異常に係る至近の点検記録を提
示すること。
回
答
基礎ボルトの腐食による支持機能に支障を来たすような異常は，過去の点検では確
認されておりません。至近の点検記録を添付資料に示します。
なお，基礎ボルトの腐食による機器の支持機能に支障を来たすような異常について
は，ボルトの揺らぎや浮き上がり，変形，脱落等と評価書に記載しており，目視検査
等でボルトの塗装のはく離や腐食を確認し，必要に応じて補修を行うこととしており
ます。
【添付資料】
・2F3-その他 78-①：東北地方太平洋沖地震の設備への影響に係る点検評価報告書
以上
７８－１
No.
東京電力株式会社
2F3-その他 81（腐食（全面腐食）
分類：容器（原子炉格納容器本体）
35）_Rev.1
質
問
サンドクッション部（鋼板）の腐食（全面腐食）について，腐食が想定される原子炉
格納容器の代表ポイントの選定箇所及び選定理由を提示すること。
回
答
サンドクッション部の点検については，下記の通り代表ポイントを定めております。
なお，点検内容につきましては，平成 18 年にサンドクッション点検の社内基準が制定
され，それ以降 3 サイト共通の点検内容となっております。
①社内基準制定前の点検実績
代表ポイントの選定箇所
・目視点検箇所
サンドクッション直上部の PCV 本体及び一次遮蔽壁
・板厚測定箇所
PCV 鋼板外側の周方向 1 箇所（337°側）
・成分分析箇所
PCV 鋼板外側の周方向 2 箇所（157°及び 337°側）
②社内基準制定後の点検計画
代表ポイントの選定箇所
点検種別
目視点検箇所
PCV 鋼板全外周面及
簡易点検 びサンドクッション
（砂部）
PCV 鋼板外側砂埋設
部の周方向 4 箇所，
本格点検 かつそれぞれの深さ
方向で上中下の 3 点
以上
成分分析箇所
板厚測定箇所
－
－
PCV 鋼板外側砂埋設
部の周方向 4 箇所，
かつそれぞれの深さ
方向で上中下の 3 点
以上
PCV 鋼板外側砂埋設
部の周方向 4 箇所
代表ポイントの選定理由
社内基準制定前は，サプレッションチェンバ補強リングの開口部がある周方向 2 箇
所を代表ポイントとしております。
その後の社内基準制定により，サンドクッション部（鋼板）の腐食については，PCV
上部のシールドレン配管からの水の滴下により進行するものとされており，シールド
レン配管は PCV 周方向に 4 箇所設置されていることから，サンドクッションも同様に
直下部にある 4 箇所を点検することにより状況を早期に検知できるものと判断してお
ります。
【添付資料】
・ 2F3-その他 81-①：原子炉格納容器全体構造図
以上
内は商業機密に属しますので公開できません
８１－１
東京電力株式会社
No.
質
回
問
答
2F3-耐震 11_ Rev.2
分類：基礎ボルト
後打ちアンカの評価について，減肉後の応力評価の算定根拠（プラント設計時の耐震
条件含む）を提示すること。
後打ちアンカについては，プラント設計時において，メーカーの後打ちアンカ使用
基準に基づき，設計許容荷重が定められており，この値以上の荷重がボルトに作用し
ないよう施工されています。
後打ちアンカの評価にあたっては，保守的に設定した運転開始後 40 年間での腐食量
（半径方向に 0.3mm）を考慮した上で，設計許容荷重が負荷されたときのボルトの発生
応力が設計建設規格に基づく，許容応力以下になることを確認しています。
なお，2F3 における後打ちアンカにおいては，耐震バックチェックが完了していない
ことから，基準地震動 Ss（以下，Ss）に対する設計許容荷重を考慮した評価は実施し
ていないものの，同様な基礎ボルトである機器付基礎ボルトについては，Ss に基づく
評価を実施しており，その結果，すべての対象機器において，許容応力を下回り，耐
震安全性に問題がないことが確認されていることから，後打ちアンカについても問題
ないものと評価しております。
【Rev.1 回答】
S クラス機器については，耐震バックチェックの中間報告で耐震安全性評価を実施し
た主要な設備等の中で，安定停止に必要な系統及び後打ちアンカを使用している系統
である残留熱除去系（以下，RHR）について，代表箇所を選定し，耐震安全性に問題が
ないことを確認します。
代表箇所の選定順位
①：S2 と Ss の各階における最大応答加速度比率が大きくなる階に設置されている
後打ちアンカ＊
*複数存在する場合は，RHR(A)系を代表とする。
【Rev.2 回答】
後打ちアンカ使用設備の全体的な包絡性を考慮し，電源設備についても評価を実施
することとします。代表の決め方は配管の選定方法にならい，対象設備の中で S2 と Ss
の最大応答加速度比率が最も高くなるフロアに設置されているものを選定し，コント
ロール建屋１階に設置されている「バイタル計測用分電盤」を代表とすることとしま
す。
なお，計測制御設備につきましては，S2・Ss の震度比とアンカの裕度（許容応力／
設計荷重による発生応力）を考慮した簡易評価にて許容値を満足することから，評価
の対象として抽出しないこととします。
１１－１
東京電力株式会社
No.
回
答
2F3-耐震 11（続き）_ Rev.2
分類：基礎ボルト
添付資料
2F3-耐震 11-①：最大応答加速度比較（Ss/S2）
2F3-耐震 11-②：2F3 後打ちアンカ 震度比倍法評価結果
以上
１１－２
最大応答加速度比較（Ss／S2）
添付資料：2F3-耐震11-①
（１）原子炉建屋
Ｏ．Ｐ（ｍ）
70.00
58.50
50.50
39.80
31.80
24.30
18.00
12.20
6.00
0.00
基準地震動Ｓｓ
水平方向
鉛直方向
1.35
0.85
1.06
0.79
0.91
0.70
0.74
0.64
0.64
0.64
0.60
0.64
0.57
0.64
0.53
0.64
0.52
0.63
0.53
0.62
基準地震動Ｓ２
水平方向
鉛直方向
0.60
0.29
0.50
0.29
0.43
0.29
0.36
0.29
0.31
0.29
0.27
0.29
0.24
0.29
0.23
0.29
0.21
0.29
0.20
0.29
比率（Ｓｓ／Ｓ２）
水平方向
鉛直方向
2.26
2.93
2.14
2.72
2.14
2.41
2.04
2.21
2.04
2.21
2.23
2.21
2.38
2.21
2.33
2.21
2.45
2.17
2.65
2.14
基準地震動Ｓｓ
水平方向
鉛直方向
3.60
0.86
3.60
0.81
1.15
0.64
0.73
0.61
0.60
0.62
0.56
0.62
0.52
0.61
基準地震動Ｓ２
水平方向
鉛直方向
1.73
0.29
1.44
0.29
0.67
0.29
0.29
0.29
0.24
0.29
0.21
0.29
0.20
0.29
比率（Ｓｓ／Ｓ２）
水平方向
鉛直方向
2.08
2.97
2.50
2.79
1.73
2.21
2.49
2.10
2.50
2.14
2.69
2.14
2.60
2.10
基準地震動Ｓ２
水平方向
鉛直方向
0.39
0.29
0.34
0.29
0.30
0.29
0.25
0.29
0.23
0.29
0.23
0.29
比率（Ｓｓ／Ｓ２）
水平方向
鉛直方向
2.69
2.41
2.61
2.31
2.68
2.28
2.84
2.28
2.85
2.24
2.49
2.21
基準地震動Ｓ２
水平方向
鉛直方向
0.76
0.29
0.45
0.29
0.30
0.29
0.24
0.29
0.19
0.29
比率（Ｓｓ／Ｓ２）
水平方向
鉛直方向
1.43
2.28
1.80
2.17
2.27
2.14
2.59
2.14
3.01
2.14
（２）タービン建屋
Ｏ．Ｐ（ｍ）
45.00
41.30
32.00
22.00
12.20
4.80
-2.00
（３）コントロール建屋
Ｏ．Ｐ（ｍ）
29.00
23.00
18.00
12.20
8.00
1.00
基準地震動Ｓｓ
水平方向
鉛直方向
1.04
0.70
0.89
0.67
0.80
0.66
0.71
0.66
0.65
0.65
0.57
0.64
（４）海水熱交建屋
Ｏ．Ｐ（ｍ）
18.20
11.20
4.20
-1.30
-8.20
基準地震動Ｓｓ
水平方向
鉛直方向
1.09
0.66
0.81
0.63
0.67
0.62
0.61
0.62
0.57
0.62
東京電力株式会社
No.
2F3-熱時効 2_Rev.2
分類：共通
質
問
２相ステンレス鋼製機器の熱時効劣化評価について機器・構造物を網羅的に抽出でき
ていることをそのプロセスを含め整理し提示すること。
回
答
ステンレス鋳鋼使用部位に対する熱時効評価については，各機器の評価検討段階にお
いて，添付資料-①に示すスクリーニングフローに従い評価を行っています。
本スクリーニングフローに基づき抽出された最高使用温度 250℃以上であるステンレ
ス鋳鋼に対する評価結果の一覧を添付資料-②に示します。なお，制御棒駆動機構（機械
設備）のコレットピストンについてはステンレス鋳鋼ではなくステンレス鋼であり熱時
効の想定が不要であるため，評価内容を修正いたします。
本スクリーニングフローにおけるき裂の想定有無については「日本原子力学会標準
原子力発電所の高経年化対策実施基準：2008」C.5（2 相ステンレス鋼の熱時効）C.5.2
（評価対象）において「き裂の原因となる経年劣化事象の発生が想定される。」と規定さ
れていることから，経年劣化事象によるき裂（応力腐食割れ，低サイクル疲労割れ）が
想定される否かについて検討を行っています。き裂の想定が不要とする主な理由は下記
の通りです。
・ 熱時効の対象となるステンレス鋳鋼においては溶接等による鋭敏化が起こりに
くく，応力腐食割れ発生の可能性は無い。
・ 低サイクル疲労割れについては，プラントの起動・停止時等に受ける温度・圧力
変化により大きな応力を受ける機器について，建設時に工事計画認可にて定量評
価を実施しており，PLM においても定量評価を実施し，許容値を満たすことを確
認している。
それ以外の機器・部位については，工事計画認可時の評価対象ではなく，疲労評
価上，有意な温度差・圧力差が生じないことから，低サイクル疲労割れの発生の
可能性は低い。
・ 負荷荷重・応力が小さいことから，き裂の発生・進展の可能性が小さい。
・ 熱時効の評価対象部位について，過去に応力腐食割れ及び低サイクル疲労割れに
起因する不具合事例がない。
また，対象機器の一部については定期的な目視点検または浸透探傷検査を実施し，き
裂が無いことを確認しています。
なお，内在欠陥に対する確認として，告示 501 号に従い使用前検査として放射線透過
試験を実施し，JISG0581 により許容条件を満足していることを確認しています。また，
告示 501 号にて放射線透過試験の検査要求の無い機器の一部についても，使用前に放射
線透過検査または浸透探傷検査を実施することで機器の健全性を確認しています。
各機器のフェライト量・構造，き裂を想定しない理由及び検査実績等については熱時
効-3,5,7,8 を参照願います。
添付資料-①：熱時効スクリーニングフロー
添付資料-②：熱時効評価結果一覧
以上
２－１
添付資料：2F3-熱時効 2-①
熱時効スクリーニングフロー
評価対象部位
（ステンレス鋳鋼で
最高使用温度が 250℃以上）
No
使用環境温度が 250℃以上
Yes
無印（評価対象外）
き裂が想定される経年劣化事象
無
有
有
疲労割れ*以外のき裂が
想定される経年劣化事象
無
疲れ累積係数が 1 超
No
Yes
点検により確認ができない
No
△（定量評価対象外）
Yes
同一機種の最大値を抽出
○（定量評価）
*：低サイクル疲労割れ
東京電力株式会社
No.
2F3-熱時効 9_Rev.2
分類：制御棒駆動機構
質
問
制御棒駆動機構のコレットピストン，コレットリテイナチューブについて，熱時効へ
の対応の記述がないことの理由を示すこと。
回
答
制御棒駆動機構のコレットリテイナチューブについて，熱時効への対応の記述がな
い理由は，2F3-熱時効 2 に示した熱時効スクリーニングフローに基づいて，評価した
結果，「無印（評価対象外）」となったためです。
具体的には，制御棒駆動機構の最高使用温度は 250℃以上（302℃）ですが，コレッ
トリテイナチューブは 66℃以下の冷却水にて常時冷却されているため，使用環境温度
は 250℃未満になると考えられることから，「無印（評価対象外）」としています。
制御棒駆動機構の冷却水系統図を添付資料に示します。
なお，コレットピストンについてはステンレス鋳鋼ではなくステンレス鋼であり熱
時効の想定が不要であるため，評価内容を修正いたします。
【添付資料】
・ 2F3-熱時効 9-①：制御棒駆動系冷却水系統図
以上
９－１