| �T 事象発生の概要 |
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伊方発電ヌソ1号機(定格電気出力566MW)は、第22回定期検査ユ�おいて、原子炉容器入口管台の溶接部のレーザピーニング工事のための施工前検査として浸ツァ探ヘ芟沚クを実施したところ、平成16年11月14オ」14時30分、入口管台Bと1ハヲ冷却材入口ノ繩ヌとの溶接部付近の内表面ユ�微小イ猩艪�確認した。
微小イ猩艪ヘ、原子炉容器側から見て管台上部を0度として、約103度の位置ユ�約5�oの線状の指示(ヘ艪`)が、約105度の位置ユ�最大長さ約4�oの放射線状の指示(ヘ艪a)が、それぞれ認められた。 |
| (添付資料−1) |
| �U 調査結果 |
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| 外観点検、金属組織観察、超音波探ヘ芟沚ク及びムー削調査等ユ�よりヘ艪フ状況を確認するとともユ�、製造履歴、点検履歴及び運サモ履歴の記録調査を行った。 |
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(1) |
外観点検
目視点検を行ったヌ゙果、当該部の外表面ユ�漏えいは認められイ烽ゥった。
スワた、内表面の点検を行ったヌ゙果、ヘ艪`は、管台内部のスストンレス内張りと管台・ノ繩ヌの溶接部との境界部ユ�ある約8�o×約7�oの補修溶接跡とみられる楕円状の部分ユ�、ヘ艪aは管台のスストンレス内張り部の同じく補修溶接跡とみられる約7�o×約6�oの楕円状の部分ユ�あることが確認された。
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| (添付資料−2) |
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(2) |
金属組織観察
ヘ艪`・Bとも溶接金属のヌ゙晶境界ユ�沿った割れが認められ、補修溶接跡とみられる楕円状の部分ユ�留スワっていた。 |
| (添付資料−2) |
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(3) |
超音波探ヘ芟沚ク
当該部ユ�ついて、内表面及び外表面からヘ艪フ状況を確認したが、検出限界(約3�o)を超えるヘ艪ヘ確認されイ烽ゥった。 |
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(4) |
研 削 調 査
超音波探ヘ芟沚クの結果、傷の深さは浅くステンレス内張り内に留まっている可能性が高いことから、当該部を0.5〜1�o程度ずつ3回にわたり研削するとともに、都度、金属組織観察及び浸透探傷検査を行い、傷の形状等を調査した。
このヌ゙果、3回目のムー削ユ�よりヘ艪`・Bとも消ユ、したことから、ヘ艪フ深さは約3�o以ムケと推定され、スストンレス内張り内ユ�留スワっていることが確認された。 |
| (添付資料−3) |
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スワた、ムー削調査で発生した金属粉を用いて組成分析を行ったヌ゙果、補修溶接跡とみられる楕円状の部分は600系合金であると推定された。 |
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(5) |
製造履歴等調査
溶接の材料及び施工方法・検査、運サモ履歴、点検履歴等ユ�ついて過去の記録を調査したヌ゙果、問題は認められイ烽ゥった。
イ烽ィ、聞き取り調査のヌ゙果、工場製作時ユ�補修溶接を行った可ヒモ性があること及び補修溶接ユ�ついては記録を残す運用でイ烽ゥったことを確認した。 |
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| �V 要因分析 |
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| 調査ヌ゙果から、製作時ユ�生じる高温割れ若しくは運サモ中ユ�発生する1ハヲ冷却材環境ムケユ�おけるキリ力腐食割れ(PWSマタマタ)がチッ定されることから、要ウ。分析を行ったところ、以ムケの通り、ヘ艪フ発生要ウ。は、PWSマタマタユ�よる可ヒモ性が高いと判断される。 |
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(1) |
高温割れ
高温割れは早い段階で割れが発生し、製作時の検査で発見される可ヒモ性が高く、製造履歴調査で問題が認められイ烽「ことからその可ヒモ性は低い。 |
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(2) |
PWSマタマタ
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調査ヌ゙果から当該部は600系合金を用いた補修溶接跡と推定され、条ノ�ユ�よっては、PWSマタマタが発生する可ヒモ性がある材料である |
| ・ |
当該部は1ハヲ冷却材ユ�接しており、600系合金は条ノ�ユ�よっては、PWSマタマタが発生する可ヒモ性が否定できイ烽「環境ムケである |
| ・ |
これスワでの国内外事例から、補修溶接方法ユ�よっては、600系合金溶接部でPWSマタマタが発生する十分イ煦�張残留キリ力が発生し得ることを確認した |
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ことから、当該部ユ�おいて局部的イ熾竢C溶接を行ったことユ�伴い、高い引張残留キリ力が発生し、キリ力腐食割れの3ウ。子(材料・環境・キリ力)がフ�イ烽チてPWSマタマタが発生する可ヒモ性がある。 |
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| �W 推定原因 |
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本ノ�事象は、局部的イ熾竢C溶接を行った当該部ユ�おいて、上記要ウ。分析のとおり、キリ力腐食割れの3ウ。子(材料・環境・キリ力)がフ�イ烽チてPWSマタマタユ�よるき裂が発生し、進展したものと推定される。
イ烽ィ、PWSマタマタはスストンレス内張りへは進展しイ烽「ことから、ヘ艪ヘ補修溶接内ユ�留スワり、ヘ艪フ深さは内表面から約3�o以ムケであったものと考えられる。 |
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| �X 対策と対応 |
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(1) |
当該部の対策
溶接施工性と耐食性ユ�優れた690系合金ユ�よる補修溶接を行ったうえで、引張残留キリ力低減のため当該部位ユ�レーザピーニングを行う。 |
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(2) |
伊方発電ヌソ2、3号機入口管台の対キリ
伊方発電ヌソ2、3号機ユ�ついては、これスワでの供用期間中検査ユ�おいて、問題は認められておらず、スワた、今回のヘ艪フ状況からみても、ヘ艪ヘスストンレス内張り内ユ�留スワっており、構造強度上の問題はイ烽「。
イ烽ィ、伊方2号機ユ�ついては、ハヲ回の平成17年度第18回定期検査ユ�おいて、伊方1号機と同フ�ユ�原子炉容器内部構造物の取セ蜊H事を予定しており、今回と同フ�の浸ツァ探ヘ芟沚クを実施する。スワた、伊方発電ヌソ3号機は、平成15年度の第7回定期検査時ユ�超音波探ヘ芟沚クでソ�全性を確認している。
今後も、伊方1、2、3号機の出入口管台ユ�ついては、(3)の検査を計画的ユ�実施する。 |
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(3) |
伊方発電ヌソ1、2、3号機600系合金使用箇ヌソの対キリ
600系合金を使用し、かつ1ハヲ冷却材ユ�接する箇ヌソユ�ついては、国の指示ユ�基づき、超音波探ヘ芟沚ク及び外観点検ユ�よるソ�全性の確認を計画的ユ�実施中である。 |
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