柏崎刈羽原子力発電所の地震後の状況等について（第17報）
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原技協の健全性評価委員会の活動状況 － |
平成２０年７月２２日
改訂２ 版
日本原子力技術協会 |
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想定を上回る地震に際して発電所重要機器の健全性を評価検討するために、昨年9月に当協会内に「中越沖地震後の原子炉機器の健全性評価委員会」（主査：野本敏治 東大名誉教授）を設置し、検討を重ね、6月には中間報告書（概要版）を公開したところである。
本報告の成果の多くは東京電力㈱の点検・評価活動に用いられている。主な成果の要点は以下のとおりである。
今回は、委員会の活動状況について概要を紹介する。詳細については、当協会ホームページ掲載の報告書（概要版）[PDF:9317KB]などを参照されたい。 |
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| １． |
平成１９年度の活動概要 |
平成１９年９月、大学、学協会などから有識者１８名を委員とし、電力、重電メーカーなどの常時参加者を含め約６０名の委員会を設置、おおよそ月一回のペースで、平成１９年度末までに合計６回委員会を開催、各分野の専門家による活発な議論を行なった。また、委員会下部組織として、６つのワーキンググループ（以下、ＷＧ）を設置し、合計１６回と高い頻度で開催した。その他、全委員による柏崎刈羽原子力発電所の視察も行い、重要機器の損傷状況等について確認した。
特に、地震荷重を受けた機器の健全性を評価する手法、判断基準に関する評価、解析・検査による機器の損傷評価手法など、原子炉機器の健全性評価について広く検討した。
判断基準の検討では、「原子力発電所耐震設計技術指針」（JEAG 4601、日本電気協会）を基にするとともに、米国の規格や既往の知見などの調査結果も参考に評価基準を検討した。また、地震荷重を受けた材料の健全性について、疲労試験によりデータを補強し、疲労強度評価を実施した。
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表１：委員会に設置したワーキンググループ一覧
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ＷＧ名称 |
ＷＧの主たる検討事項 |
評価基準 |
構造健全性の評価方法、基準 |
検査 |
機器の塑性ひずみ等の検査方法 |
疲労・材料評価 |
地震を受けた材料の疲労強度評価 |
動的評価 |
動的荷重による機器の健全性評価方法 |
締結部材評価 |
ボルト等の締結部材の健全性評価方法 |
高経年化 |
地震影響と併せて評価すべきプラントの経年化事象 |
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| ２． |
平成１９年度の成果 |
| （１） |
設備点検と解析評価との組み合わせによる健全性評価の基本方針を提案
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委員会では、原子炉圧力バウンダリーを構成する機器・配管本体及びその支持部を主たる評価対象機器とし、点検・検査、解析からなる健全性評価フローチャートを作成して、検査手法、評価手法など健全性評価に必要とされる検討事項を洗い出し、検討を進めた。
地震応答解析結果に基づく地震荷重を受けた機器の評価として、「発生した地震に対する機器の評価」と継続使用のための「将来発生の可能性がある地震に対する機器の評価」という観点から、「現状の健全性評価」と「将来の安全性評価」について、それぞれの評価基準となる考え方を整理した。
それぞれの評価基準に対しては、「原子力発電所耐震設計技術指針」（JEAG 4601）の許容応力状態IIIＡＳを適用した。これは、機器・構造物の全体的な塑性変形が生じていない状態（但し局所的な塑性変形は許容）であるように定めたものである。さらに、この基準を超えた場合でも適切なクライテリアと判断される最新の国内外の規格についても準用できることとした。
地震荷重を受けた機器の継続使用にあたっては、「現状の機器の健全性」、「将来発生の可能性がある地震に対する安全性」評価結果を基に判断することとした。
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評価基準に検討結果を、「A,As(クラス１機器)の健全性検討フローチャート」にまとめた。
また、中越沖地震により原子炉機器が実際どの程度健全であったかを、より実態に即して評価することとした。即ち「設計段階における評価（想定地震に対する余裕度を含んだ評価）」ではなく、「経験した地震荷重を用いた評価手法」を検討し、解析結果と外観検査などの検査結果とを組み合せて、総合的に評価することとした。 |
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| （２） |
柏崎刈羽原子力発電所７号機の「現状の健全性」を確認 |
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7 号機に関する地震応答解析について、一次応力の評価に加え、疲労評価や制御棒挿入時刻に関する分析、原子炉隔離時冷却系ポンプ基礎ボルトの発生応力の評価などについて検討を行ない、解析結果では中越沖地震では機器に影響を及ぼすような損傷が生じていないことを確認した。また材料試験の結果より、中越沖地震の影響を加味しても、機器の疲労寿命は十分な裕度を有していることを確認した。 |
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| （３） |
損傷モードに対応した検査・評価方法を検討 |
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① 地震により塑性変形をうけた可能性のある材料の評価
評価に先立ち、考慮すべき地震による損傷形態を① 延性破断、② 塑性崩壊、③ （ラチェットのような）過大な変形、④ 座屈、⑤ 疲労が重要な事象として抽出し、これらの損傷に対応した点検・評価方法を検討する必要性を指摘した。
 前述①から⑤の損傷形態のうち、①から④は大きな変形を伴うため、目視点検により検知することができる。そのため、目視検査を含む検査員の力量判定基準を策定し、設備点検の基本的考え方を整理した。また、目視点検では評価しにくい小さな塑性変形の有無については、解析評価に加えて、追加点検を行うことを推奨した。
具体的には、現状考えられる塑性変形測定法として、①硬さ法、②磁歪法、③音速比法、④バルクハウゼンノイズ法、⑤金属組織観察（レプリカ法）、⑥ＥＣＴなどの手法を検討し、現地施工性も含めた総合評価を行った結果、「硬さ法」が塑性変形を識別する優れた手法であると評価した。
また、原子炉圧力容器、変圧器など基礎ボルトの点検・評価手法について知見を提供した。委員会で推奨した点検・評価手法は、現場での追加点検に採用されており、点検結果の妥当性評価を継続中である。 |
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② 地震加重による塑性変形を模擬した材料試験により疲労強度を評価
外見上、変形が認められない場合でも小さな塑性変形がある場合には、疲労の影響を考慮する必要がある。一般的に地震のような大きな荷重を受けると、材料は硬化し高サイクル疲労強度は上昇するが、低サイクル疲労強度は過大荷重の影響を受けて低下する可能性が考えられる。そのため、地震荷重による塑性変形を模擬した負荷を与えた材料（予ひずみ材）の低サイクル疲労強度を評価した。 |
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その結果、代表的な材料であるステンレス鋼及び低合金鋼に対して８％程度の予ひずみを施しても、その後の疲労強度は現行の設計疲労曲線に対して大きな寿命の裕度を有しており、予ひずみの影響はほとんど認められないことを明示した。 |
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試験結果から、８％程度の予ひずみがあったとしても低サイクル疲労に対しては従来の疲労評価手法が適用可能であり、「硬さ法」のように数%程度のひずみ検出精度でも、プラントに影響のある有為なひずみが生じたかどうかはおおよそ判断可能である。
ここで、機器・配管には製造時の曲げ加工や溶接の影響により、加工ひずみが建設時から存在するため、解析上地震による影響の大きい場所、小さい場所を計測部位とし、硬さを比較することにより、地震影響の有無を判断することを推奨した。
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③ 地震により損傷した機器の損傷形態の評価
異なる耐震強度設計を行った設備は地震による被害状況が異なり、それらを解析的に評価することにより地震の機器への影響をより明確に把握できる。具体事例として、ろ過水タンク（Ｃクラス）に生じたタンク底部の座屈による損傷現象に着目し、当該事象の再発防止のみならず、構造強度評価技術に関する知見拡充のため、調査検討を行った。3 次元の動的解析の結果、最大加速度が負荷された直後に、急激に変位が増加し、象脚座屈が生じるメカニズムを解明した。
今後さらに、座屈の生じていないタンクの解析を行い、地震によるタンクの損傷要因の分析を行うとともに、耐震対策などに活用する。
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| ３． |
平成２０年度の活動 |
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平成２０年度はこれまでの検討事項に加えて、柏崎刈羽原子力発電所の基準地震動SSをベースとした、将来の安全性評価検討が本格化する。
具体的には、配管の塑性ひずみ測定評価や、ボルト等締結部材の健全性評価などの継続検討事項に加えて、機器・配管の弾塑性挙動を考慮した解析手法の適用性評価、配管の合理的な振動特性評価、原子炉圧力容器支持構造物の耐震評価など、新たな検討課題に対応することとし、建築・土木関連並びに動的振動に関する８名の有識者を加え（委員総勢２６名）、①評価基準ＷＧ、②検査ＷＧ、③疲労・材料試験ＷＧ、④配管振動評価ＷＧ、⑤建屋－機器連成ＷＧの５ＷＧに再編成した。
今後も、専門家による忌憚ない議論を重ねつつ、様々な成果を柏崎刈羽原子力発電所の健全性評価や将来の安全性評価に適宜反映し、発電所の耐震補強工事や運転再開準備を技術支援していくとともに、関係各面への情報発信を積極的行い、相互連携に努めていくこととする。
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以上 |
