プレスリリース 1999年

定期検査中の福島第一原子力発電所1号機で発見された不具合の原因と対策について



                                                     平成11年9月16日
                                                     東京電力株式会社

 すでにお知らせいたしましたとおり、当社・福島第一原子力発電所1号機
(沸騰水型、定格出力46万キロワット)は、第21回定期検査を実施中のとこ
ろ、原子炉圧力容器内における炉心スプレイ系スパージャ(注1)の溶接部
近傍にひびが発見されたことから、詳細調査を行ってまいりました。
(8月27日発表済)

 調査の結果、当該のひびには応力腐食割れの特徴である折れ曲がりや不連
続部が見られることのほか、以下の要因から材料の結晶と結晶の境界に沿っ
て発生する粒界型応力腐食割れと推定されます。

 ・応力腐食割れに対する感受性の高い材質(SUS304相当)であり、
    溶接再現試験の結果から溶接時の熱の影響を受け、材料の耐食性が低下
    する部分であること。
 ・溶接再現試験の結果から溶接部近傍には引張り応力(溶接部が冷却時に
    収縮する際に母材を引張る力)が残留していること。
 ・炉水に溶け込んでいる酸素の濃度(注2)が、応力腐食割れを引き起こ
    す可能性のある値であったこと。

 なお、現状の配管について、強度評価を行った結果、配管は破断する恐れ
はなく運転上問題ないことを確認しました。

 対策としましては、ひびが全周に及んだ場合でも強度が確保されるように、
当該部に押さえ金具(クランプ)(注3)を取り付けて、補修することとい
たします。

 また、資源エネルギー庁による国際原子力事象評価尺度(INES)暫定
評価では、0-とされております。

                                                               以  上

(注1)冷却材喪失事故時に炉心に冷却水を供給する炉心スプレイ系の配管の
        一部であり、シュラウドの内側上部に据え付けられている散水管です。
(注2)炉水に溶け込んでいる酸素の濃度が高いほど、酸化反応(腐食)を促
        進させる傾向があります。
(注3)当該部をまたいで両側の配管を締め付けるステンレス製の金具で海外
        において実績のあるものです。   



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