| 設備名 |
設備
区分 |
実施内容 |
検査
区分 |
概要 |
| （蒸気タービン設備） |
・蒸気タービン
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△ |
・開放検査 |
定 |
- 蒸気タービン開放検査において、低圧タービン（Ａ）および（Ｂ）の内部・外部車室下半部の浸透探傷検査を行ったところ、低圧タービン（Ａ）内部車室下半部の溶接部３箇所の部位にひびが認められた。また、低圧タービン（Ｂ）外部車室の配管溶接部１箇所にブローホールが認められた。ひび等の認められた溶接部については、ひびを除去した上で、溶接補修を実施した。
- 高圧タービン、低圧タービン（Ａ）および（Ｂ）の隔板および噴口（ノズル）の浸透探傷検査を行ったところ、噴口２５箇所にひびが認められた。ひびの認められた噴口については、ひびを除去した上で、溶接補修を実施した。
- 低圧タービン（Ａ）および（Ｂ）の最終段羽根のエロージョンシールド板５７枚に浸食が認められた。浸食が認められたエロージョンシールド板は、張替えを実施する。
（詳細については、個別情報Ｎｏ．１参照(PDFファイル)）
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| （原子炉冷却系統設備） |
・主蒸気隔離弁 |
○ |
・分解点検 |
事 |
- 主蒸気隔離弁の分解点検において、弁体パイロットシート部を浸透探傷検査にて確認したところ、１Ｂの弁に１７個、１Ｄの弁に２個の傷が確認された。
- 同様に、主蒸気隔離弁スタンションの廻り止め溶接部を浸透探傷検査にて確認したところ、１Ｃの弁において、４本のスタンションの内１本に１個の傷が確認された。
- また、主蒸気隔離弁１Dのカバーフランジ面の手入れを行うため、取外したところ、カバーフランジ面に傷があるのを確認した。
- これらの傷は、いずれも弁の機能に影響を与えるものではないが、傷の認められた箇所については、すべて補修した。
（詳細については、個別情報Ｎｏ．２参照(PDFファイル)）
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・原子炉冷却
材浄化系ポンプ |
△ |
・目視点検 |
点 |
- 定格熱出力一定運転中のところ、７月２３日、原子炉冷却材浄化系ポンプ(Ｂ)室のダスト放射線モニタの指示値が通常値より若干高めであることが認められた。その後当該ポンプを停止し、その系統を隔離したままプラントの運転を継続し、原因の詳細調査・復旧作業は第１６回定期検査に入ってから実施することとしていた。（７月２３日、７月２７日お知らせ済み）
- フランジ部の目視点検を行ったところ、４箇所のフランジで、わずかに漏えいした痕らしきものが認められた。この内３箇所については締付けトルク管理値より低い値であることが確認された。このため、当該４箇所のフランジは締付けトルク管理値の上限近傍の値で締付けるよう管理することとした。
（詳細については、個別情報Ｎｏ．３参照(PDFファイル)）
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| （原子炉本体） |
・原子炉圧力容器 |
○ |
・目視点検 |
定 |
- 制御棒駆動機構ハウジングスタブチューブ下部溶接部の点検のため、原子炉圧力容器内の水中作業を行っていたところ、１０月２１日、水中照明具のガラスカバーが破損し、その一部が原子炉内に落下した。原因は、保護用金網の先端部の穴（１９ｍｍφ）に燃料支持金具位置決め方向ピンが入ったためと推定される。
- このため、１０月２２日〜２５日にかけてガラスカバーの破片の捜索・回収作業を実施し、欠損したガラスカバーについて、そのほとんどを回収した。回収した破片は１３個（最大10mm程度）。対策として、位置決め方向ピンが進入しないように保護用金網の先端部の穴をワイヤーで塞いだ。
（詳細については、個別情報Ｎｏ．４参照(PDFファイル)）
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| （原子炉冷却系統設備） |
・復水補給水系
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△ |
− |
点 |
- １０月２１日、原子炉建屋３階・４階の床面に水が滴下しているのを確認した。調査の結果、原子炉建屋５階の除染作業等に用いる復水補給水系の弁が完全に閉まっておらず、漏れ出た水が壁等を伝って３階・４階の床面に滴下していることがわかった。このため、速やかに当該弁を閉めたところ、漏えいは停止した。
- 床面に滴下した水の量は約１５リットル、放射能量は約３０００ベクレルであり、報告基準に基づく量の約１/１０００だった。
（詳細については、個別情報Ｎｏ．５参照(PDFファイル)）
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| ・給水第１隔離弁 |
○ |
・分解点検 |
点 |
- 原子炉格納容器内に設置されている給水系第１隔離弁（B）の点検において、弁本体を支える弁軸の両端に取り付けられている２個のワッシャーリング（外径６６.０ｍｍ、内径３６.５ｍｍ、銅合金製）のうち、片方のワッシャーリングが紛失していることを確認した。（１０月２６日お知らせ済み）
- これまでに、当該弁近傍の給水配管内の目視点検を行ったが、紛失したワッシャーリングは発見されていない。
今後、点検範囲を拡大して調査を行うとともに、類似弁についても調査を実施する。
（詳細については、個別情報Ｎｏ．６参照(PDFファイル)）
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| ・原子炉給水ポンプ |
△ |
・非破壊検査 |
事 |
- 原子炉給水ポンプ（A）ウォーミング配管は、減肉しやすい環境ではないことから、今回、肉厚管理の確認のため、初めて肉厚測定を実施した。
- その結果、当該配管の他の部分では、減肉は確認されなかったものの、当該配管の一部（長さ１５ｃｍ、外径：３４ｍｍ）において、公称肉厚６．４ｍｍのところ、４．４〜４．８ｍｍの肉厚が確認された。
- 当該部は、安全上必要な肉厚が十分確保されているが、当初計画の配管と異なる可能性があることから、調査を行うとともに、当該部の配管は交換する予定。
（詳細については、個別情報Ｎｏ．７参照(PDFファイル)）
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