平成２４年（行ウ）第１５号
原

告

大石

被告

国

光伸

東海第二原子力発電所運転差止等請求事件

外２６５名
外１名

準備書面（４５）
原発の老朽化～原子炉圧力容器が脆性破壊される可能性について

２０１７（平成２９）年４月２７日

水戸地方裁判所民事第２部

御中原告ら訴訟代理人弁護士

河合

弘之外

１．脆性破壊とは
金属は、一般的な性質として、延性を有している。
原告らの準備書面（ ４２）の２２頁で述べたとおり、金属に力を加えた場合、ある一定の力ま では弾性的に変形する。しかし、弾性限界を超える力を加えると、金属 は塑性変形を起こし、やがて破壊に至る。引張り等の応力を加えた際に変 形する金属の能力を延性といい、塑性変形を伴って発生する破壊現象を 延性破壊という。
ところが、この延 性破壊とは別の現象とし て脆性破壊というものがある。脆性破壊とは、延性が低下して硬く脆くなった金属、すなわち脆化した金属に力を加えた場合 に、塑性変形をほとんど起こすことなく、突然に破壊に至ることをいう 。
原告らは、本準備書面において、東海第二 原発のように長期間稼働した古い原発で脆性破壊が発 生する可能性のあることを主張するもので1ある。

２．圧力容器鋼材の中性子 照射脆化について
原子力発電は、原 子炉圧力容器（以下「圧力容器」という ）の内部で、燃料であるウラン２３５の 核分裂反応によって発生する熱を蒸気に換え、その蒸気でタービンを 回して発電する仕組みである。
圧力容器の金属材料である鋼材は 、前記 の核分裂反応が継続する間 、強力な中性子の照射を受け 続ける。金属 に中性子が照射されると、格子状に配列した金属の原子が配列の外にはじき出される。はじき出された原子は格子の空間部分へと 移動し（格子間原子）、それまで原子が存在していた格子点は欠陥点と なる（空格子点）。これら格子間原子や空格子点は、さらに移動や 合体、時として消滅を繰り返し、欠陥集合体を形成する。欠陥集合体は 、金属に応力が作用した場合、摩擦を与えたり固着を発生させたりして金属 の変形を阻害する。また、鋼材に含まれる銅などの不純物原子も空格子 点を介して移動し、集合体（銅クラスター）を形成する。以上の結 果、金属の延性が低下し、脆性破壊を発生させる素地が形成されるのである。この現象を中性子照射脆化（以下「照射脆化」という）といい、原発 の場合、圧力容器の照射脆化は、発電システム上、避けて通ることので きない問題である。

３．照射脆化した圧力容器 が脆性破壊を引き起こすまでの経過
照射脆化した金属材料は 、当該金属 材料内に存在しうるクラックや異物の混入等の欠陥に応力が 作用し、かつ、後述する脆性遷移温度よりも当該金属の温度が下がった 場合に脆性破壊することがある、といわれている。
そもそも原発は、圧力容器の内圧に加えて、自重や鋼材溶接時の残留2応力など、応力の作用が不可避なプラントである。また、鋼材を製造する際にクラック等の欠陥を 完全に排除することも不可能である。
脆性遷移温度について説明すると、金属材料は、温度の低下に伴って延性が減少していく性質を 有している。延性を喪失して脆性破壊を起こすおそれのある温度を脆性 遷移温度という。問題は、金属材料が中性子照射を受ければ受けるほど、脆性遷移温度が高温側に移行していくことである。このため、運転年数を重ねた原発 では、当然に脆性遷移温度も上昇している。
稼動中の圧力容器は非常に高温であるが、定期点検等で運転を停止したり、原子炉がスクラ ムして非常用炉心冷却装置（ＥＣＣＳ ）が作動して炉心に冷水が注入された 場合には、圧力容器が低温下の環境に晒されることになる。このときに、圧力容器内面 にクラックなどの欠陥が存在し、中性子照射によって上昇した脆性遷移温度以下に圧力容器が冷やされ、クラックなどの欠陥の先端に生じる引張応力の大きさが鋼材の破壊強度を超える事態が重なっ てしまうと、圧力容器が脆性破壊に至ることが想定される。
以上の問題とは別に、鋼材の性質は、含まれる炭素や様々な元素の存在によって大きく変化する 。例えば、炭素が増えると硬くなり、引っ張り強さが増える反面、粘り強さ（靱性）を失う。リンや硫黄などの不純物元素も靱性を低下させる。靱性の喪失ないし低下は、脆性破壊に対する抵抗力が弱い状態にある ことを意味する。２項で述べたとおり、鋼材に銅が多く含まれていると、銅クラスターの形成によって照射脆化がさらに促進されることも判明 している。
このように、長期間稼働した原発では、脆性破壊は極めて深刻な懸念材料であって、これも原発の老朽化をめぐる重要な争点のひとつである。

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４．照射脆化進行の監視方 法、特に監視試験片について
圧力容器は、他の機器 や配管と異なり、原発の心臓部であって、その機能と構造が巨大であるこ とや、放射化して強い放射能を有していることなどの理由によって、新品に取り換えることができない。そこで、照射脆化の進行が圧力容器の 破壊につながらないように、照射脆化の状況を定期的に監視し、そ の進行を予測する 対策がとられている。この場合、監視と予測に失敗すれば、圧力容器の破壊によって冷却材が喪失し、炉心の損傷、さらには格納容器の破壊を引き起こし、大量の放射能放出という重大な事故に発展する可能性を否定することができない。それでは 、現在行われている監視と予 測は、はたして圧力容器の照射脆化状況を正確にとらえているのであろ うか。
照射脆化進行の定期的 監視は、圧力容器内に設置した監視試験片を取り出し、試験結果 を評価することにより行われている。また、脆化進行の予測は、従前、材料試験炉という施設で短期間に集中して圧力容器鋼材と同じ鋼材に中性 子照射を行ない、得られたデータ を基に考案された脆化予測式によって 行われていたが、近年は実機のデータも一部採用したうえでの予測式が用いられている。
さて、監視試験片は、当該原発の圧力容器と同じ製造履歴を持つ鋼材から切り出したものである。圧力容器は何枚かの鋼板を溶接で接合さ せて製造されるが、その鋼板の一部から監視試験片が作られている。切り出される監視試験片は母材 、溶接金属、熱影響部の３部分にわたる。
監視試験片はカプセルに詰 めたうえで圧力容器内に装荷される 。一定期間の供用による中性子照 射後に取り出して行われる試験には、引張り試験・シャルピー衝撃試験の二種類があり、そのために装荷されるカプセルにはそれぞれの用途のために複数の 監視試験片が詰められてい る。
監視試験片の個数について は、引張り試験用として、母材３個以上、溶4接金属３個以上、また 、シャルピー衝撃試験用として、母材１２個以上、溶接金属１２個以上、熱影響部１２個以上、と定められている（日本電気協会『原子炉構造材の監 視試験方法〈ＪＥＡＣ4201-2007

2013 年追補版〉』より）。
東海第二原発に関しては 、監視試験片を詰めたカプセルの構造、及び、圧力容器内におけるカプセ ルの取付位置が公表されていない。もっとも、
原子力規制委員会のウェブ サイトには、国内プラント（ＢＷＲ ）における試験カプセルの設置状況 を図示した資料が掲載されており（http://www.nsr.go.jp/data/000144706.pdf）、参考のためにその一部を抜粋して以下のとおり図示する（東海第二原発においても、おそらくこれに近い状況にあると 推測される）。６項で述べるとおり、監視試
験片の採取方法は、監視試験の結果を左右しかねない重要事項であって、その前提問題として、監視試験片の取付状況についても正確に知っておく必要がある。

5なお、脆性遷移温度との関 係では、シャルピー衝撃試験がとりわけ重要である。
シャルピー衝撃試験とは 、振り子型のハンマーで監視試験片に衝撃を与え、破壊に要したエネルギーからその材料の衝撃値を求める試験であって、監視試験片にＶ型のノ ッチ（切り欠き）を付け、試験片の両端を支持台に置き、ノッチの背面をハンマー で打撃する。脆性遷移温度 は、シャルピー衝撃試験での吸 収エネルギーが４１Ｊ（ジュール）になるときの温度と定義されている 。

５．公表された監視試験片 の試験結果について
被告日本原電は、同社のウェブサイトにて、圧力容器から取り出した監視試験片の試験結果を公 表している。
被告日本原電が設置し た沸騰水型原発は２機存在する。１機目が１９７０年３月に運転を開始し２０１５年４月に廃炉が決定した敦賀原発
１号機であり、２機目が東 海第二原発である。
まず、敦賀原発 １号機の監視試験片取出し結果は以下の表のとおりである。

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次に、東海第二 原発の監視試験片取出し結果は以下の表のとおりである。なお、「関連温度」と は、脆性遷移温度のことである。

（以上の２件の表は、被告 日本原電のウェブサイトのうち、http://www.japc.co.jp/safety/maintenance/content_01.htmlに添付された「監視試験片取出 し結果」より引用した）

被告日本原電のウェブ サイト上では、監視試験の実施時期が特定されていないが、２０１７年 ２月２日、被告日本原電は、原子力規制庁に対して、東海第二原発に関する第４回監視試験の結果を、書面をもって報告しており、同書面は、原子力規制委員会のウェブサイトで公表されている（http://www.nsr.go.jp/data/000177987.pdfの添付書類）。同書
面には、第１回監視 試験が昭和５６年（１９８１年）９月に、第２回監視試験が昭和６１年（１ ９８６年）２月に、第３回監視試験が平成１０7年（１９９８年）１月に、 第４回監視試験が平成２６年（２０１４年）２月にそれぞれ実施されて いる旨の記載がある（なお、第１回監視試験については、加速試 験、すなわち、実際の使用時間ではなく、測定時間を実使用時間よりもはるか に短縮させた試験として行なわれたとのことである）。要するに、東 海第二原発では、監視試験片を詰めたカプセ
ルが、少なくとも４個、圧 力容器内に装荷されていたことが分かる 。
敦賀原発１号機の監視 試験結果によると、脆性遷移温度の初期 値が、母材、溶接金属、熱影 響部のいずれも－２３℃であったのに対して、最終の第６回目の試験では 、母材５１℃、溶接金属４３℃、熱影響部４９℃と、脆性遷移温度が大きく 上昇している。
他方、東海第二原発の監視試験結果は、脆性遷移温度の初期値が、母材、溶接金属、熱影 響部のいずれも－２５℃であったのに対して 、最新の第４回目の試験では、母材－１０℃、溶接金属－２７℃、熱影響部－３０℃と脆性遷移温度がほ とんど上昇していないだけでなく、溶接金属や熱影響部に至っては初期 値よりも低いという不自然な経過をたど っている。

６．監視試験片は圧力容器 の照射脆化を正しく反映したものといえるか
監視試験片は圧力容器壁の 内側に配置されているから、中 性子照射の条件も炉内水流の温度も、圧力容器鋼材そのものが受ける状況とは異なっている。また圧力容器鋼材と同じ製造履歴を持つ鋼材とはいえ、切り出しの場所や方向によって不純物の含有 状況の割合に違いがありう る。
そうしたことを踏まえると、照射脆化の状況が監視試験片と現実の圧力容器鋼材とでまったく同じ とはいえないのである。
さらに衝撃的な事実がドイ ツの原発からもたらされた。ド イツでの商業用初の原発であったグンドレミンゲン 原発Ａ（沸騰水型軽水炉２ ５．
8２万ｋＷ）は１９７７年に廃炉にされ、その後圧力容器鋼材の切出しが行われた。そこで判明したのは、切り出しの位置や方向によって脆化の程度が著しく異なっていたという事実だ った。例えば方向の違いで は、軸方向（破壊の方向は円周方向）のものは著しく脆化し、円周方向（破壊の方向は上下方向）のものはあまり脆化していなかったという。これは鋼材製造時の圧延方向に 関連していると考えられる。
東海第二原発の圧力容器の照射脆化を考える場合においても 、監視試
験片の採取方法いかんによ っては、それが示す監視試験結果は脆化の 過小評価になりうるし、少なくとも監視試験片の示す脆化の状況が圧力容器 鋼 材 の脆 化 状況 を代 表 す る も のと 評 価す る こ とに 疑 問が ある と い うことである。５項記載のような不自然な監視試験結果が導き出された 原因も、この点にあった可能 性を否定できない。
よって、原告らは、監視試験片の有効性を確かめるとともに、照射脆化の予測が適切に行なわれ ているか否かを検証するにあたっては、以下の「回答を求める事項 」が明らかにされていなければならないと思料し、被告日本原電に対して、以下の第１ないし第３の事項について、次回期日前に書面で回答されるよ う求める次第である。

［回答を 求める事項］
第１東海第二原発において過去４回にわたり実施された監視試験 ごとに、以下の点を明らかにされたい。

①

監視試験片は圧力容器 鋼材のどの箇所から採取されたものか、鋼材の溶接箇所との関連、ならびに、圧延方向との関連も含めて図示していただきたい（採取箇所が複数にわたる場合は、採取箇所ごとに明らかにされたい）。ま た、監視試験片を実際に採取した圧力容器鋼材が圧力容器のどの部位に用い られているのか図示していただきたい。
9②

監 視試 験 片を 詰め た カプ セ ルは 圧 力容 器 内 の ど の 部位 に装 荷 さ れていたのか図示していただきたい。

第２ 東海第二原発の監視 試験片を切り出した鋼材について、被告日本原
電は、製造段階で自ら成 分分析を実施しているか。あるいは、成分分析に関するデータを鋼材メーカーから受け取っているか。もし そうであるならば、鋼材に含有する元素（炭素、リン、硫黄、銅、ニッケルなど）の化学分析値を示 していただきたい。また、東海第二原発の監視試験の際に、含有す る元素の濃度に関する分析を実施したことがあるか。実施しているので あれば、いつ、どの監視試験片を対象に行なったのか、具体的な部位も含めて示すとともに、実際に得られた化学分析値も示していただきたい。

第３被告日本原電が公表 した東海第二原発に関する監視試験結果（５項記載の「監視試験片取出 し結果（２／２）」）の正確性を確認する必要があるので、シャ ルピー衝撃試験 、引張り試験、中性子照射量、照射温度の実測データなど 、監視試験の際に得られた原データを全て示していただきたい。

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