日時：平成22年12月28日（火）10：00～12：00
場所：経済産業省別館10階 第1028会議室

関村主査、今泉委員、小林（英）委員、平野委員、福西委員、飯井委員、山口（彰）委員

1. 設備健全性評価について
2. その他

1. 柏崎刈羽原子力発電所各号機の設備健全性に係る点検・評価の実施状況について（資料1）
   東京電力（株）から資料1について説明を行い、委員から特段コメントはなかった。
2. 柏崎刈羽原子力発電所5号機プラント全体の機能試験・評価報告書（案）（資料2）
   東京電力（株）から資料2について説明を行い、委員から以下の意見、コメント等があった。
• 24頁の記載の原子炉隔離時冷却系ポンプの軸受温度の判定基準について、周囲温度プラス40℃で75℃以下と解釈したが、今回の結果のように35.2℃であれば、プラス40℃をすると判定基準75℃を超えるということか。
  →判定基準は、75℃以下かつ周囲温度プラス40℃であるので、今回の周囲温度34.3℃に40℃をプラスし74.3℃以下であれば良いということになる。点検結果では35.2℃であった。
• 53頁の右上の復水器冷却水温度について、前回測定値が23.7℃、今回は15.9℃と記載されているが、他のパラメータと比較して差が大きい理由は何か。
  →本データは循環水ポンプを通しているが海水温度に近いデータであり、前回の測定が平成17年10月で夏に近い時期で海水温度が高かったこと、今回の測定は12月の冬であり海水温度が低かったことから差がでている。
• 復水器冷却水温度の前回測定値との差について、測定時期による海水温度の差が影響していることが本資料からは読み取れないので、明記しても良いのではないか。
  →データの有無については確認し、データがあれば追記する。
• 51頁の記載で給水系配管の振動測定の判定基準で18.9mm（P－P）以下とあるが、どの様に設定されたものか。
  →設計建設規格や旧告示の中に記載されている疲労設計カーブの応力振幅の限界値を配管の変位に換算し、目標値としていて、これを超えるようであれば、疲労評価を行う指標としている。
• 53頁の復水器真空度に係るプラントパラメータで、過去値との比較として記載されている最大値・最小値が運開以来のデータということであれば、ヒートバランス表については、100％定格熱出力時の実績値との比較とし、その上で補正が必要であれば補正をすればいいのではないか。補正後の熱効率が記載されているが、今回復水器の真空が良い状態で計測されていて、前回と比べて補正後のプラント熱効率が絶対値で0.15％良くなっており、相対値では0.5％位良くなっていることになる。プラント性能の観点から0.5％熱効率を良くするということは、相当な性能改善工事を実施するレベルなので、タービンのシール部品を交換して性能が良くなることもあるかもしれないが、ヒートバランスについては、運開以来の近い運転状態で比較した方が良い。
  →ご指摘の通り、地震前と比べると、若干発電端出力、熱効率が上がっている状況である。上がっている原因の分析は難しく、計器類はマニュアルに従い定期的に校正をしているので差はないと考えれば、タービンの内部効率の向上と補正の方法にどの程度誤差があるか等が要因と考える。前者の内部効率については、今回は分解点検しているので、羽根のブラスト作業をやり不純物を落としたり、アライメントを再調整したりと、前回と調整が違うということはあるが、それがこれだけ大きな差に影響するとは考えにくい。後者の補正の方法については、原子炉熱出力、復水器冷却水温度、発電機力率を設計状態にあわせる時に、タービンメーカーから与えられるプラント納入時の受け入れ条件として使った補正曲線を使うが、これがどの程度精度をもっているのかが、タービンメーカーのノウハウなので中々分からない。プラント運開時の運転状態の近いものと比較すれば何か見えてくるかもしれないので、データ集の中で比較をしていく。なお、定格熱出力一定運転は、2000年頃開始したので、定格熱出力一定運転初期の段階と比較を行う。
3. 柏崎刈羽原子力発電所5号機の設備健全性評価に係る報告（プラント全体の設備健全性）（案）（資料3）
   事務局から資料3について説明を行い、委員から以下の意見、コメント等があった。
   • 22頁の「（３）要因別不適合事例」で要因毎に代表例が記載されているが、23頁(4)経年影響の代表例として「復水器補給水調節弁からのグランドリーク」の記載は、22頁の不適合グレード別分類でどのグレードに分類されるのか。GIIIに分類されるのであれば、GIIに分類される経年影響とは何か。
     →GIIIに分類される経年影響である。GIIの不適合は、件名が「タービングランド蒸気系蒸化器から補助ボイラ切替時グランド蒸気圧力高警報発生について」で、タービングランドシール蒸気系を蒸化器から所内蒸気側へ切替時、所内蒸気側の圧力調整弁の開度が蒸化器側の圧力調整弁の開度より大きくなった時点で、所内蒸気側の圧力調整弁は開度を保持し、蒸化器側の圧力調整弁で圧力を調整するよう制御す
     るのだが、このタイミングにおける蒸化器側の圧力調整弁開度が低開度で制御されるようになり、蒸化器側の圧力調整弁の全閉リミットが動作してしまった不適合である。本件は要因が経年影響と品質保証の両方に分類されるため代表例としなかった。
     もう一つ経年影響に分類されるGIIの不適合は、件名が「ランドリー充填ドラム缶下部ピンホールによるリーク」で、ランドリーろ過機からの廃活性炭を充填しているドラム缶が経年的な腐食によりピンホールが空いたという不適合で、プラントの運転に影響を与える不適合ではないことから代表例としなかった。
   • 20頁に記載されている、原子炉給水ポンプ駆動用タービン蒸気加減弁用サーボ弁の不適合について、点検周期からもれていたので、処置としては当該弁を交換したとのことだが、交換はそもそも予定されていたのか。点検をして確認した後交換したということであれば、記載内容が不十分ではないか。
     →当該弁は本格点検を2サイクルに1回実施し、4サイクルに1回交換することになっており、前回の本格点検で交換しているので、今回は本格点検を実施すれば良かったのだが、手段として交換したものなので、事実にそって記載を修正する。
   • 20頁に記載されている点検長期計画作成時の漏れに関する不適合について、直接原因が明らかになり、それに対する対策がとられた、ただし根本原因についてはこれから究明し、対策を行うという流れは良いと思う。東京電力への確認だが、非常に多数の機器を扱っていて、この中で記載漏れ等が起きてくるわけだが、データベース化は進んでいるのか。全て手作業で実施している中で不適合が起きたのか。
     →現状データベース化はそれなりにしているが、将来的にはマキシモというかなり大きいデータベースを構築する予定で、こうした実績反映ミスについてはこの中で防ぐことになっていく。短期・中期的にどうするかについては、今後の調査結果を踏まえて、より実効的な対策を検討する。
   • 8頁の「4.1確認の視点」の記載で、3項目確認を行うとあり、それは設備点検、系統機能試験、プラント確認試験であるが、その後の重点確認項目も含め、4項目を確認するということではないのか。色々な点検が実施されていることを確認するというのは良いのだが、いずれも点検の結果が評価されていることを確認すると記載されていて、その後の「4.2確認結果」を見ると評価している部分が明確になっていない。ここで確認するのは、点検等が着実に実施され、健全性があることを確認するところまで記載するのか、あるいは東京電力が試験の結果を評価していることを保安院が確認するのか、整理して欲しい。
     →項目としては3項目の中で網羅されるが、保安院としての確認に、軽重をつける意味で重点確認項目として位置づけている。また、8～9頁の記載は、ご指摘の通り、結果が評価されていることを確認するとあり、保安院として何を確認しているのか曖昧な表現になっている。保安院は、東京電力の評価結果を確認するという事実行為だけを見ているわけではなく、その後の「4.2確認結果」に記載しているが、結果に対する技術基準との適合性について、設備点検、系統試験、プラント確認試験の中で、技術的な内容に立ち入って確認している。このことがわかる記載に修正する。
   • 6頁の「8．保安院による評価」の記載で、2つ目の○で、「技術基準の適合性」という記載は、「技術基準への適合性」ではないか。また、4つ目の○で、「異常な変位等がないこと等を確認した」とあるが、2つ目の「等」はいらないのでは。
     →ご指摘の通り、2つ目の○の部分は、「技術基準への適合性」に修正する。また、4つ目の○の部分で、2つ目の「等」は削除する。

（以上）