ツ鮓ケエォテス

平成16年12月1オ」
四国電力株式会社


伊方発電ヌソ1号機 原子炉容器入口管台内表面の微小イ猩艪フ原ウ。と対策ユついて


 第22回定期検査中の伊方発電ヌソ1号機(加圧水型、定格電気出力56万6千キロワット)ユおいて、原子炉容器入口管台溶接部のレーザピーニング工事の施工前検査を実施したところ、11月14オ」、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艨i最大約5o)が2箇ヌソで確認されスワした。イ烽ィ、運サモ中ユは、1ハヲ冷却材の漏洩の兆候は認められておりスワせん。
 本事象ユよる環境への放射ヒモの影響はありスワせん。
 当該箇ヌソの超音波探ヘ芟沚クを行ったヌ゙果、検出できイ烽「ほどヘ艪ェ浅く(検出限界約3o)、管台内表面から僅かずつムー削しイ烽ェら調査を進めていたところ、内表面から約3oの深さスワでムー削した時点でそれ以上ヘ艪ェ及んでいイ烽「ことが確認されスワした。
 このヌ゙果、ヘ艪ヘ、管台母材(炭素鋼)の腐食を防止するためのスストンレス内張り(厚さ約5o)内ユ留スワり、管台母材部スワで達しておらず、管台のソ全性ユは全く問題のイ烽「ことが確認されスワした。

(平成16年11月22オ」スワでユ発表済み)

 その後、詳細調査を行い、ヘ艪フ形状調査と要ウ。分析を行ったヌ゙果、
  ヘ艪ヘ工場製作時の局部的イ熾竢C溶接跡と推定される箇ヌソユ有り、補修溶接ユ使用されている600系合金は、1ハヲ冷却材ユ接している場合は条ノユよっては、キリ力腐食割れが発生する可ヒモ性があること
  これスワでの国内外の事例から、補修溶接方法ユよっては、600系合金溶接部でキリ力腐食割れが発生するためユ十分イ煦張残留キリ力が発生し得ることが確認されたこと
から、本ノ事象は、工場製作時ユ600系合金で局部的イ熾竢C溶接を行ったことユ伴い、当該箇ヌソユ高い引張残留キリ力が発生し、更ユ運サモ開ツヘ後ユ1ハヲ冷却材ユ接したことと相スワって、キリ力腐食割れユよるき裂が発生し、進展したものと推定されスワす。

 今後、当該箇ヌソユついて、耐食性ユ優れた690系合金を用いて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いスワす。
 スワた、伊方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ありスワせん。
 イ烽ィ、伊方発電ヌソでは、600系合金が1ハヲ冷却材ユ接する箇ヌソユついて、国の指示ユ基づき超音波探ヘ芟沚ク及び外観点検を計画的ユ実施しており、この検査ユよってソ全性を確認しておりスワす。




添付資料 「伊方発電所1号機 原子炉容器入口管台内表面の微小な傷について」の概要
ノケ告書 「伊方発電所1号機 原子炉容器入口管台内表面の微小な傷について」
 
以 上

添付資料

「伊方発電所1号機 原子炉容器入口管台内表面の微小な傷について」の概要


T 事象発生の概要
 
 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5oの線状の指示(ヘ艪`)が、約105度の位置ユ最大長さ約4o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
 
 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。
 
  (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8o×約7o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7o×約6oの楕円状の部分ユあることが確認された。
(添付資料−2)
     
  (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)
     
  (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3o)を超えるヘ艪ヘ確認されイ烽ゥった。
     
  (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0.5〜1o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3o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)
     
   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。
     
  (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。

     
V 要因分析
 
 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。
 
  (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。
     
  (2)  PWSマタマタ
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
     
  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。
 
W 推定原因
 
 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3o以ムケであったものと考えられる。
 
X 対策と対応
 
  (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。
     
  (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。
     
  (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。


添付資料−1 原子炉容器入口管台微少イ猩艪フ概要
添付資料−2 金属組織観察ヌ゙果
添付資料−3 ムー削調査ヌ゙果
以 上



添付資料−1
原子炉容器入口管台微少イ猩艪フ概要


添付資料−2
金属組織観察ヌ゙果


添付資料−3
ムー削調査ヌ゙果




伊方発電所1号機 原子炉容器入口管台内表面の微小な傷について(ノケ告書)

アハカルケファイルのダウンロード


 ・ ノケ告書 本文 [PDF 19KB]
 ・ 上記ノケ告書の添付資料 [PDF 5.1MB]
 ・ (参考資料)用語説明 [PDF 236KB]


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