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 ᷝઃ⾗ᢱ㧦(ߘߩઁ0QԘ ᧄ⾗ᢱߦߪ᧲ޔ੩㔚ജᩣᑼળ␠߹ߚߪߘߩઁߩડᬺߩ⒁ኒᖱႎ߇ ߹ࠇߡࠆน⢻ᕈ߇ࠅ߹ߔޕᒰ␠ߩ⸵นߥߊᧄ⾗ᢱߩⶄຠࠍ ᚑߔࠆߎߣ⾗ᧄޔᢱߩౝኈࠍᧄ᧪ߩ⋡⊛એᄖߦ↪ߔࠆߎߣࠄߥޔ ߮ߦ╙ਃ⠪ߦ㐿␜ޔ㐿ߔࠆⴕὑࠍᱛߒ߹ߔޕ ᧲ޓޓޓޓޓޓޓޓޓޓޓޓޓޓޓޓޓޓޓޓޓޓ੩㔚ജᩣᑼળ␠ ᷫ⡺੍᷹䈱▚ 䇼⣣㘩䇽 ٤⸘▚ᑼ :MV ٤⹏ଔ᧦ઙ P 㧔:⣣㘩㊂ OO㧘M㧦ቯᢙ OOᐕ㧘V㧦ᤨ㑆㧔ᐕ㧕㧘P㧦ቯᢙ㧕 ޓ ㆇォ᷷ᐲ㧦͠㧔ᦨ㜞↪᷷ᐲ㧦͠㧕 JTᒰߚࠅߩ⣣㘩㊂㧦OIFO 㧔IOO 㧕 㧔ṁሽ㉄⚛Ớᐲߦࠃࠅ୯ߪᄌࠊࠆ߇ㆇォ᷷ᐲߦߡ൮⛊ߢ߈ࠆ୯ࠍ⸳ቯ㧕 ㋕ኒᐲ㧦IOO ٤Mߦߟߡ IOO JT IOO ᐕ¸IOO OOᐕ ٤Pߦߟߡ ᳓ਛ⣣㘩ߦኻߔࠆଥᢙ㧔P㧕ࠍណ↪ ٤ㆇォ㐿ᆎᓟᐕᤨὐߩ⣣㘩㊂ : OO 䇼㪥㪊䉣䊨䊷䉳䊢䊮䊶䉮䊨䊷䉳䊢䊮䇽 ᰴߦ㧘-GNNGTߩ⹏ଔᑼ߅ࠃ߮⹏ଔ⚿ᨐࠍਅ⸥ߦ␜ߔޕ ᷫ⡺₸ߩ⸘▚ᑼ㧧5㨒 V㨒 Z%-㨏㧙-Uޓ㧩 5㧧ᦨᄢᷫ⡺₸㧔OO JT㧕 㨒 V㧩㧧ᵹ᧦ઙߦࠃࠅቯ߹ࠆቯᢙ 㨒 Z㧩㧔̆㧕 ޓ 㧧Ḩࠅലᨐଥᢙ %㧩 OUGE㧧ᵹㅦ㧩ᵹ㊂ߣࡁ࠭࡞㕙Ⓧࠃࠅ▚ޓޓ -E㧩㧧ᵹ〝᧦ઙߦࠃࠅቯ߹ࠆଥᢙ -U㧩ޓ㧧ޓᷫ⡺㐿ᆎߩߒ߈୯ ⸥ࠃࠅ㧘ᷫ⡺㊂ߪ㧘 ㆇォ㐿ᆎᓟᐕᤨὐ㧦 㧛 㧩OO ⹏ଔᦠ⸥タߪዊᢙὐ╙ࠍಾࠅߍߒߚޕ ౝߪᬺᯏኒߦዻߒ߹ߔߩߢ㐿ߢ߈߹ߖࠎ 東京電力株式会社 No. 2F3-その他 42（腐食（全面腐食） 分類：配管（炭素鋼配管） 12）_Rev.3 質 問 原子炉補機冷却系，所内用圧縮空気系及びその他非代表系統の炭素鋼配管の内面の腐 食（全面腐食）について，弁等の機器の点検に際し，配管の取り合い部近傍の確認を 行っていることの記録を提示すること。 回 答 炭素鋼配管内面の確認結果について，代表として原子炉補機冷却系配管の過去の実 績を添付します。 また，弁の点検に際し，配管の取り合い部近傍の確認を行っている記録として，残 留熱除去系の弁点検記録を添付します。 なお，添付資料-②の異物混入防止チェックシートにて弁内部及び配管の取り合い部 近傍の内部確認を行っており，異物の他，腐食による減肉がない事を確認しておりま す。その際に有意な腐食等の異常が確認された場合，工事担当者から当社監理員へ状 況報告することとしております。 【添付資料】 ・2F3-その他 42-①：点検記録（第 16 回定検工事報告書 （2F-3R CRD ポンプ設備他定検工事） ） ・2F3-その他 42-②：点検記録（2F-3R SRV 設備他定検工事報告書） 以上 ４２－１ No. 東京電力株式会社 2F3-その他 48（腐食（全面腐食） 分類：空調設備（ダクト（外気取り入れ部，本体）） 17）_Rev.2 質 問 ダクトの腐食（全面腐食）について，過去の点検結果（2009 年 9 月）及び 2014 年 6 月の漏洩事例を踏まえた保全計画の変更内容を提示すること。 回 答 ①過去の点検結果（2009 年 9 月） 概要 福島第一における屋外空調ダクト関連からの空気漏えい事象に鑑み，水平展開とし て当所のダクト点検を実施しました。 点検対象箇所 ・管理区域の空気が流れている換気空調系ダクトで非管理区域に設置されている箇所。 ・非管理区域に給排気する換気空調系ダクトで管理区域の空気を吸い込む可能性のあ る箇所。 ・管理区域から非管理区域へダクトが建屋を貫通している箇所。 点検内容（判定基準） ・外観目視点検（機能・性能に影響を及ぼす恐れのある傷，割れ，変形，腐食，浸食 がないこと） ・漏えい確認（異常がないこと） 点検結果 異常なし 保全計画の変更内容 換気空調系ダクトについては今後点検周期を 10 年と定めて計画的に点検を実施する こととしました。 ４８－１ No. 回 答 東京電力株式会社 2F3-その他 48（腐食（全面腐食） 分類：空調設備（ダクト（外気取り入れ部，本体）） 17）_Rev.2（続き） ②2014 年 6 月の漏えい事例 概要 当所 1 号機主排気筒付近の主排気ダクトに穴があり，建屋換気空調系の空気が漏え いしていることを確認しました。 原因 当該部は屋外に設置されたダクトであり，ダクト板の溶接部近傍等にある凹みによ り水が掃けにくい状況であったことから，錆発生後は腐食が早まり，さらに水が溜ま りやすくなって加速的に腐食が進行した結果，穴があき空気の漏えいに至ったもので す。 対策 当該箇所については応急処置としまして，鉄板取付及びパテ塗布を実施しており， 当て板溶接につきましては今年度を目安に計画しております。 水平展開 当該箇所以外の水平展開につきましては，今年度中にパテ材等で凹みをなくし傾斜 をつける対策を計画しております。 保全計画の変更内容 当所 1 号機の主排気ダクトにおいて，1,3,5 年後にそれぞれ外観目視点検を行い，そ れらの点検結果を踏まえて点検頻度を検討し，保全計画へ反映します。なお，点検頻 度の検討及び保全計画の反映については全号機の主排気ダクトを対象と致します。 以上 ４８－２ 東京電力株式会社 No. 2F3-その他 58（摩耗 1）_Rev.2 分類：ポンプ（ターボポンプ） 質 問 残留熱除去冷却水ポンプ，残留熱除去冷却海水ポンプ及び非常用補機冷却水ポンプの 震災影響（津波の浸水による影響（アブレシブ摩耗））について，震災後の分解点検の 内容（方法（判定基準を含む））及び結果（点検記録）を提示すること。 また，運転状態の監視及び巡視点検等の日常点検により健全性の確認ができるとする 根拠を提示すること。 回 答 津波の浸水による影響を受け，震災後に分解点検を実施した機器については以下の 通りです。点検内容及び結果は添付資料を参照願います。また，日常点検による健全 性については，異音，異臭，振動，漏えい等の異常の有無により確認しています。 分解点検を実施した機器 残留熱除去冷却水ポンプ （Ａ）,（Ｃ） 残留熱除去冷却海水ポンプ（Ａ）,（Ｃ） 非常用補機冷却水ポンプ （Ａ） なお，上記に示した機器については，津波の浸水による影響を受けた機器となり， 残留熱除去冷却水ポンプ（Ｂ），（Ｄ），残留熱除去冷却海水ポンプ（Ｂ），（Ｄ），非常 用補機冷却水ポンプ（Ｂ）については，津波の浸水による影響を受けておりません。 また，津波の影響を受けた機器については，震災による影響を確認し，機器の健全 性の評価を実施しております。評価内容につきましては，添付（2F3-その他 58-④）を ご参照下さい。 【添付資料】 ・2F3-その他 58-①：非常災害時等緊急対応工事報告書 （1･3 号機 EECW ポンプ及び RHRC ポンプ軸受交換） ・2F3-その他 58-②：工事施行報告書 2F-3R RHRS ポンプ点検手入工事 （RHRS ポンプ点検） ・2F3-その他 58-③：工事施行報告書 2F-3R 原子炉冷却系統機器点検手入工事 （EECW ポンプ本格点検） ・2F3-その他 58-④：東北地方太平洋沖地震の設備への影響に係わる 点検評価報告書 以上 ５８－１ No. 東京電力株式会社 2F3-その他 70（腐食（全面腐食） 分類：熱交換器（Ｕ字管式熱交換器） 24） 質 問 原子炉冷却材浄化系再生熱交換器及び残留熱除去系熱交換器の胴の腐食（全面腐食） について，漏洩確認で必要肉厚が確保されていることが確認できる根拠を提示するこ と。 回 答 漏えい確認で胴の必要肉厚が確保されていることは確認できません。 しかしながら，熱交換器の胴についてはバウンダリの維持が機能要求であり，バウ ンダリの維持については起動前の点検にて漏えい確認を実施し，漏えいのないことを 確認しています。 また，類似環境下にある福島第二 1 号炉の原子炉冷却材浄化系再生熱交換器におけ る胴の肉厚測定において，有意な腐食は確認されておらず急激な腐食の発生はないと 考えます。 なお，漏えい試験の記録については添付資料をご参照ください。 【添付資料】 2F3-その他 70-①：点検記録 （第 15 回定検工事報告書工事 2F-3R CRD ポンプ設備他定検 CUW 系機器点検） 2F3-その他 70-②：点検記録 （第 16 回定検工事報告書 2F-3R CRD ポンプ設備他定検工事 （RHR ポンプ点検）） 以上 ７０－１ 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） 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。 以上 ７１－１ No. 東京電力株式会社 2F3-その他 72（腐食（全面腐食） 分類：容器（原子炉格納容器本体） 26）_Rev.1 質 問 ドライウェル（トップヘッド，円筒部）及びサプレッションチャンバ円筒部の腐食（全 面腐食）について，至近の目視点検記録を提示すること。 回 答 震災前の点検内容 ドライウェル（トップヘッド，円錐部）及びサプレッションチェンバ円筒部（気中 部）の腐食（全面腐食）については，定検におけるＰＣＶ Ｌ／Ｔ前にＰＣＶ内外面 点検として目視点検を実施しております。詳細につきましては添付資料－①参照願い ます。 また，サプレッションチェンバ円筒部（水中部）につきましては，定期的に実施し ているサプレッションチェンバ点検時に目視点検を実施しております。詳細につきま しては添付資料－②参照願います。 震災後の点検内容 ドライウェル（トップヘッド，円錐部）の腐食（全面腐食）については，震災後の ウォークダウンにて異常が無いことを確認しております。その後は月 1 回の巡視点検 により異常が無いことを確認しております。 また，サプレッションチェンバ円筒部（気中部）につきましては，震災後のウォー クダウンにて異常が無いことを確認しております。その後の点検計画としては平成 28 年度にサプレッションチェンバ円筒部（気中部及び水中部）の点検を予定しておりま す。 ウォークダウン結果につきましては添付資料－③参照願います。 目視点検（巡視点検）方法（判定基準含む） 原子炉格納容器の構造健全性または気密性に影響を与える腐食，減肉，塗膜の劣化， ボルト・ナットの破損等がないこと。 【添付資料】 ・ 2F3-その他 72-①：ＰＣＶ Ｌ／Ｔホールドポイント連絡会資料 ・ 2F3-その他 72-②：Ｓ／Ｃ内点検手入工事報告書 ・ 2F3-その他 72-③：３号機 格納容器内ウォークダウンの結果について 以上 ７２－１ 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） 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検討・計画す 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。 以上 ７３－１ 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） 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点検を実 施しております。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。 代表ポイントの選定箇所 目視点検箇所 ＰＣＶ鋼板全外周面及びサンドクッション（砂部） 成分分析箇所 ＰＣＶ鋼板について，周方向に最低 4 箇所，かつそれぞれの深さ方向で上中下の 3 点以上 代表ポイントの選定理由 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 ８１－１
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