平成14年10月11日
                                              東京電力株式会社


　当社・福島第一原子力発電所４号機（沸騰水型、定格出力78万４千キロ
ワット）は、９月16日からのシュラウド点検のための停止に先立ち、原子
炉格納容器外側の制御棒駆動水圧系配管＊１（以下、「ＣＲＤ配管」）の
点検を実施していたところ、９月14日にＣＲＤ配管１本の表面において水
のにじみを確認しました。
　現場の状況を確認した結果、当該配管上部にある海水系ドレン配管の点
検口キャップから海水が漏えいしていた痕跡を確認するとともに、当該配
管を含む一部に海水の影響と思われる錆を認めました。
　本件につきましては、当日、原子力安全・保安院へ連絡し、調査を継続
しておりました。

　プラント停止後、当該配管近傍のＣＲＤ配管について液体浸透探傷検査
を行ったところ、ＣＲＤ配管９本に指示模様を確認したため、当該配管の
破面調査及び指示模様の詳細を分析した結果、粒内型応力腐食割れ＊２に
よるひびの可能性が高いと推定いたしました。
　なお、上記以外の格納容器内側ならびに外側のＣＲＤ配管の一部につい
て液体浸透探傷検査を行ったところ、４本に指示模様が確認されましたが、
当該部を磨いて再度検査を行った結果、指示模様は確認されなくなりまし
た。

　今後、引き続きひび等が発生した原因の詳細調査と対策の検討を行いま
す。

　なお、外部への放射能の影響はありません。
　また、原子力安全・保安院による国際原子力事象評価尺度（ＩＮＥＳ）
暫定評価では０－となっています。

                                                        以　上


＊１：制御棒駆動水圧系配管
　　　　復水系統などから制御棒駆動機構に通常操作のための駆動水、ス
　　　クラム時の高圧水などを供給する系統。
＊２：粒内型応力腐食割れ
　　　　塩化物付着のような環境条件で生ずることが多く、結晶粒の内部
　　　を横切るような形で発生・進展する応力腐食割れの一種。


＜別紙＞制御棒駆動水圧系配管概略図(PDF 190KB)



        

          

            
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