原子力発電用機器の工学試験（1）（機器・システムに関する信頼性実証試験・確証試験） (06-01-01-13)

＜本文＞
　通産省（現経済産業省）を中心に、電源三法（電源開発促進税法、電源開発促進対策特別会計法、発電用施設周辺地域整備法（1974年6月制定））に基づく原子力発電安全対策の一環として1975年度から原子力発電施設信頼性実証試験が実施されてきた。1995年度までに、蒸気発生器信頼性実証試験、電気計装機器信頼性実証試験、バルブ信頼性実証試験およびポンプ信頼性実証試験については所期の目標を達成し終了している。耐震信頼性実証試験、燃料集合体信頼性実証試験、蒸気発生器信頼性実証試験（蒸気発生器流動励起振動に関する試験）、安全裕度利用事故拡大防止機能信頼性実証試験、運転管理信頼性実証試験などは引き続き実施された。1996年度以降は、溶接部等熱影響部信頼性実証試験等の実証試験（現在使用されている機器・技術等についての安全性・信頼性を実証する試験）のテーマを再編成するとともに、別途他に実施されていた確証試験（新たに改良・改善された技術や、今後必要となる技術について安全性・信頼性を確認する試験）および今後開発が期待される技術の調査・試験等を糾合し、原子力発電用機器、配管、燃料集合体等について安全性・信頼性の確認試験を実施するとした「工学試験」が計画・実施された。これら工学試験の実績について図１-１、図１-２および図１-３に示す。
　本稿では、実施された工学試験のうち、機器・システムに関する事項について述べる。
（1）バルブ耐久性能試験
　原子炉の一次系、安全系に使用され特に高い信頼性を要求される各種バルブ（弁）などについて、想定される各種条件下における定量的な信頼度および性能の確認等を実証する試験を行い、各種バルブの健全性を確認した。
（2）ポンプ耐久性能試験
　実機相当の試験体により、吸込圧力、吐出圧力、液温、液量を実機と同等の条件下で長期連続運転および起動停止試験などを行い、BWR用再循環ポンプおよびPWR用一次冷却ポンプが十分な信頼性、安全性を有していることを確認した。
（3）応力腐食割れ試験
　沸騰水型原子炉の再循環系配管、給水スパージャー等および加圧水型原子炉の炉内構造物の制御捧クラスター案内管の支持ピン、たわみピンの一部に発生した微少なひび割れの改善対策に対して、その信頼性を実証する試験を行った。
（4）供用期間中検査試験
　原子炉圧力容器、蒸気発生器、配管の実規模の部分模型に欠陥を付与した供試体を用いて、自動超音波探傷試験等を行い、検査機器および検査技術の信頼性を実証した。
（5）電気計装品耐久試験
　原子力発電所に使われている原子炉格納容器内高線量率計、加圧器ヒータ端子、計装ラック、ソフトロジック化安全保護装置等安全上重要な電気計装機器について実証試験を行った。
（6）炭素鋼配管破断前漏洩試験
　き裂を付与した実配管形状の試験体を使用し、実機模擬環境下において荷重を試験体に加え、き裂の進展状況等を確認し、炭素鋼配管は瞬時破断を生ぜず、「破断前漏洩」（LBB：Leak Before Break）が成立することを実証した。
（7）インターナルポンプ溶接部等信頼性実証試験
　インターナルポンプおよび下部炉内構造物等を有する大型流動試験設備において、ABWR（改良型沸騰水型軽水炉）の炉心流量拡大運転を模擬したインターナルポンプの回転数増加運転を行い、インターナルポンプ各部の溶接部等の健全性を実証した。
（8）改良型制御棒駆動機器信頼性実証試験
　改良型制御捧駆動機器（FMCRD）および関連機器について実プラント運転で想定される温度・圧力の環境条件下での多種多様な運転モードでの試験および事故時の苛酷な条件下での運転試験を行うとともに、設計裕度確認（供用期間中に想定される条件を超える負荷を与え、機器の設計裕度を確認する）試験を行い、試験結果についての評価を実施し、これら機器の信頼性を実証した。図２に改良型制御捧駆動機器主要部の構造鳥瞰図を示す。
（9）水質等環境管理技術試験
　軽水炉における被ばく低減のための水質管理法の改善を目指すと共に、同水質条件下での系統構成材料の健全性を実証することを目的に、改良水質として、高pH、高Liおよび亜鉛注入の３水質を試験対象に選定し、実証試験を行った。PWRプラントでは亜鉛注入による被ばく低減の効果および材料健全性の実証並びに実機プラントへ適用見通しを得た。また、被ばく低減に係わるZn注入による線量率低減効果を確認した。その結果の例を図３に示す。BWRプラントではプラントとしての水質条件下での亜鉛注入による線量率低減効果を実証するとともにそのメカニズムの解明を行った。線量率低減効果のメカニズムを図４に示す。
（10）蒸気発生器信頼性実証試験
　美浜発電所2号機蒸気発生器伝熱管の損傷破断の原因とされた2次側の水蒸気二相流による流動励起振動について、発生の有無、メカニズム等を含めて、実機に近い寸法および熱流動条件下で実証した。伝熱管Ｕ字管束部に振れ止め金具が適切に取り付けられていれば伝熱管の振動振幅は比較的小さく、一方これが緩く支持されている場合は大きな振動振幅となり（流力弾性振動の発生）当該蒸気発生器の損傷破断の原因たる流動励起振動の発生が確認された。試験により取得された、熱流動データ、振動データを分析評価し、伝熱管の流力弾性振動発生に係わる評価手法の高度化をはかり、さらに学会基準の制定へと進め、成果の公開と活用がはかられることとなった。
（11）原子力プラント保全技術信頼性実証試験
　経年変化により安全上重要な機器等の補修が必要になった場合の取替工法について、炉内構造物を対象に実機の構造、環境条件を模擬した実規模大の試験設備において、モックアップ試験を行い、工法の妥当性・信頼性を実証した。対象工法として、BWRでは、1）中性子計測ハウジング取替工法、2）炉心シュラウド取替工法、3）制御棒駆動機構ハウジングスタブ/チューブ取替工法、PWRでは、4）炉内構造物取替工法、5）炉内計装筒取替工法の5工法について実機の炉内構造物を模擬した試験設備で、実際の取替装置を用いたモックアップ試験を実施して、遠隔操作による加工、溶接、検査などの一連の施工方法の妥当性を確認するとともに、取替後の構造の強度解析評価、機械的強度・腐食性などのデータを検討し、取替後の構造健全性を確認した。一部の工法は実機プラントの取替工事に活用された。図５に取替対象部位を示す。
（12）改良型加圧水型軽水炉炉内流動解析コード改良試験
　改良型加圧水型軽水炉（APWR）の炉心部分には、ウラン資源の有効利用や構造の簡素化等による機器の信頼性向上を目的として、新たに金属製リングブロック型中性子反射体が採用される。この反射体には冷却材流れによる流動振動の抑制や炉心からのガンマ線による発熱に対する冷却性の課題があり、これらの解析を行うための安全解析コードの改良・整備が必要であり、APWR炉内構造物を1/5縮尺模擬した試験設備により流動挙動試験および振動挙動試験を行い、取得したデータを基に安全解析コードの改良・整備を行った。改良・整備した解析コードによる解析結果は試験結果と良く合っており、これらのコードは中性子反射体の振動挙動および流動挙動を適切に評価できることを確認した。解析結果と試験データの比較例を図６に示す。この改良・整備した安全解析コードは今後国の行うAPWRの安全評価に活用されることになる。
（13）金属キャスク貯蔵技術確証試験
　国内では既に原子力発電所敷地内貯蔵用の金属キャスクが実用化されており、この試験では金属キャスクによる敷地外の中間貯蔵に関し、主として長期貯蔵についての健全性の確証を行った。この金属キャスクは発電所で使用済み燃料を収納後、中間貯蔵施設へ輸送し、貯蔵に使用し、再度再処理施設への輸送に使用されることから、中間貯蔵期間中の経年変化の適切な評価と健全性の確認が必要とされる。このため、国内外の関係技術論文などの調査、安全規制上の課題や確証手法などを検討するとともに、長期間の貯蔵による金属キャスクの構成部材や密封性などの安全機能への影響を検討し、輸送・貯蔵兼用金属キャスクの技術的課題をまとめた。また、その課題を踏まえ、安全機能を担うキャスクの構成部材および構成要素について経年変化特性データを取得するための材料試験などを行い、長期間の熱、放射線などによる影響を評価した。
（前回更新：2000年3月）

＜図／表＞

＜参考文献＞
（1）（財）原子力発電技術機構：安全を求めて四半世紀−NUPECの軌跡−（2003年9月）
（2）（財）原子力発電技術機構：年報 1999 NUPEC（1999年）、p.96−97