原子力機器の材料劣化の視点から見た安全性研究
原子力資料情報室 原子炉老朽化研究会＊1●上澤千尋、井野博満 、勝田忠弘、伴 英幸、藤野 聡

はじめにか、なるべくたくさんの技術情報を集め、典型的な事例について、それがどのような意味を持つ現象なのか

私たちは、原子力発電所の老朽化現象にともなってを明らかにすることを進めてきました。とくに、注目生じるさまざまな危険性に関心を持ち、それぞれの立したのは、原子炉圧力容器とその周辺の機器・配管に場で調査／研究活動を行ない、警鐘をならす雑誌等で発生しているないしは発生している疑いの濃い「ひびの執筆や裁判での住民側による危険性立証のための理割れ」に関する事故です。

論的支援を行なってきました。
2002 年 8 月終りに発覚した、東京電力の事故トラブ

調査／研究のすすめかたの概要

ル隠し・検査記録の改ざんにはじまる一連の「東電スキャンダル」が各電力にまで広がっていったことで、文献調査と集められた文献から抽出された情報に基それまでもポツポツとは起きていた炉心シュラウドやづいて、グループの内部での発表と議論が研究のすす再循環系配管（どちらも沸騰水型原発の最重要機器）めかたのおもなものです。のひび割れが、どの原発でもなんらかの緊急対策が必

まず、基本的な資料・文献を探し出し収集すること要なほど差し迫った問題であることがはっきりとしまから始まり、基礎となる事故の現象（素過程）を洗いした。そのひび割れを、検査を請け負ったメーカーは、出し、関連する文献をなるべくたくさん集めることにことの重大性を正しく認識できない電力会社や規制当努めました。

局（いまなら原子力安全・保安院）に隠すよう迫られ、例えば、沸騰水型原発の炉心シュラウドや再循環系一般の住民・市民は原発の安全性にかんする一切の情配管のひび割れ問題については、経済産業省の原子力報を与えられずにきたのです。

安全保安院が事務局をつとめていた「原子力発電設備

この状況は、2003 年 10 月に電気事業法施行令などの健全性評価等に関する小委員会」に、各電力会社のの改訂によって、定期検査・定期事業者検査で行なっ調査報告書が提出され、公表されていましたから、こた検査を記録し、保存する義務が生じたいまとなってれらを元手に、引用されている規格、基準、ガイドラも、本質的には変わってはいないのではないでしょう

インの類から、学術誌の掲載論文、学会の予稿集収録か。確かに、電力会社などによって公表されるトラブ論等、米国原子力規制委員会（NRC）の各種レポート

ルの件数は増えたのでしょうが（たとえば『原子力資や公表情報、それらの基になっているメーカー研究者

料情報室通信』第 348 号、2003 年 6 月 1 日発行、を参らによるデータなど、かなりの量の文献・資料を集め照してください）、「不具合情報」として電力会社のウることができました。

ェブページに公表される事故情報には、検査の生デー収集した資料の中には、お金を出せばすぐに手に入タなどメーカーや電力会社の解釈を経ないで出されるるものもあるし、NRC のいくつかのレポートのように情報はほとんどありません。

ウェブページ上の文献データベース ADAMS や日本原

私たちは、日本の原発について、どの原発のどの機子力研究所の「研究成果抄録」などを通じて無料で取器・部位にどのようなトラブル・損傷が起きているの得できるものもあります。国会図書館の科学技術資料室でようやく見つかったものもあれば、保安院あてに●助成事業申請テーマ（グループ調査研究）
原子力機器の材料劣化の視点から見た安全性研究●助成金額

2002 年度

100 万円＊ 1 法政大学工学部70

高木基金助成報告集 Vol.1（2004）

行政文書の開示を請求して、ひと月もふた月も待たされて、マスキングされたものがでてくる場合もありました。定期検査の要領書や成績書、工事計画認可申請

書のような重要なものは、いつでもだれでも情報にア『金属』、Vol.73 No.11 pp.62 〜 72（2003）

クセスできるようにしておくべきで、これができていないのは、行政の怠慢だと思います。保安院が外部委

なお、『原子力資料情報室通信』第 354 号の井野論文託した調査研究報告は「原子力ライブラリ」（現在はを次頁以降に掲載しましたので、ぜひお読みください。

原子力発電安全基盤機構が管轄している）でみること

ステンレス鋼とニッケル基合金で最近起きたひび割と複写することができまずが、もっと容易に手に入るれについて未だ解明されていないこと、問題点が数多ようにすべきでしょう。

くあります。ごく簡単なまとめをすると、次のように得られた資料をもとに、共同研究者 5 人を中心に毎回十数名程度の参加者を得て、月に 1 回の割合で 10 回以上の会合を開いてきました。各回ごとにテーマと発表者を割り当てて、調査結果の発表と議論をするということをくり返し行なってきました。これまでにとりあげてきたテーマは、国内で発生している事故の概要、なります。

ステンレス鋼の応力腐食割れについて◆ひび割れ発生メカニズム解明について＊2

SUS304 では鋭敏化 によるひび割れ発生メカニズム解明。
＊3

応力腐食割れのメカニズム、超音波探傷検査、破壊力

SUS304L、SUS316L では加工層 が関与している学の基礎、原子炉圧力容器の損傷について、などです。

ことは現象的にわかっているが、ひび割れ発生メカニズムの解明なし。

研究結果の概要◆ひび割れの安全性評価の問題点
応力測定研究結果のいくつかは、原発事故の具体的な事例やデータ情報として『原子力資料情報室通信』に掲載し公表し、また、共同研究者のひとり井野博満は金属学
会誌『金属』に沸騰水型原発のステンレス鋼の応力腐食割れについての論文を発表しました。

＊4の精度は？
＊5

有限要素法

数値計算による応力解析の信頼性は？

超音波探傷検査 の検出精度は？
◆ひび割れ進展予測の問題点
進展速度式 の信頼性に疑問あり。元データの信頼性・精度や測定のバラツキヘの考慮などに疑問。

おもな発表論文・記事をリストアップします。

コントロールされていない因子があるのではないか。

● 原子炉および核燃料施設の事故・故障、『原子力資料情報室通信』第 348 号、pp.12 〜 15、2003 年 6 月● 上澤千尋、シエラウドと再循環系配管の交換にともなう労働者の被曝、『原子力資料情報室通信』第 349号、PP.4 〜 5、2003 年 7 月● 上澤千尋、米国サウステキサス原発原子炉容器の底に穴があいた?!、『原子力資料情報室通信』第 351 号、PP.4 〜 7、2003 年 9 月● 井野博満、原子炉材料の安全性への疑問

材料の状態：鋭敏化度、腐食電位
応力の状態：亀裂とかけた応力の大きさ
環境の状態：溶存酸素の濃度、電気伝導度、pH
進展予測は 可能なのか？

ニッケル基合金のひび割れについて
サウステキサス原発

原子炉容器底部の計装用貫通管の溶接部にひび割れが見つかった。ひび割れた
原発シュ既存の管を残したまま、溶接方法を変更して部分ラウド・再循環系配管ステンレス鋼のひび割れ問題、的に補修したが、メカニズムは解明されていない。

『原子力資料情報室通信』第 354 号、PP.1 〜 6、2003
年 12 月● 上澤千尋、敦賀 2 号炉・「手直し溶接」で発生した加圧器と配管のつなぎ目のひび割れ、『原子力資料情報室』第 354 号、PP.12 〜 13、2003 年 12 月
● 井野博満、原子炉材料の安全性への疑問：原発シュラウド・再循環系配管ステンレス鋼のひび割れ問題、＊ 2 ステンレス鋼の表面の化学組成が部分的に変化し、応力腐食割れが起こりやすくなった状態。
＊ 3 溶接箇所や表面仕上げした部分で、表面からある深さまで加工の影響を受けて硬さが増して残っている。
＊ 4 割れを起こす原因となる力の測定は、原料内部で測ること

敦賀 2 号炉加圧器逃し弁へと通じる配管の溶接部にひび割れが見つかった。製造時に生じた溶接ミスを手直ししたことが、応力の増大につながり、ひび割れが起きたとみられている。
女川 1 号炉 原子炉圧力容器の炉心スプレイノズルの溶接部にひび割れが見つかり交換した。事故隠しの疑いがつよい。
がほとんど不可能。
＊ 5 表面と表面近くの応力を小さな部分（要素）に分けて計算し、それらを総合して全体を知ろうという方法。あくまでも、近似法の一つである。

原子力資料情報室71

今後の課題は、しっかり分析し徹底的に批判をしたいと、次期の研究課題のメインにすえています。

つい最近（2004 年 5 月初旬）も、関西電力の大飯原

原子力学会材料部会のシンポジウムに参加したり、

発 3 号炉で圧力容器の上蓋を貫通している管にひび割

上記の『金属』の論文をきっかけに、原子炉メーカーれが起きているらしいことが明らかになりました。まや電力会社の研究者らと議論する機会がありました。

た、浜岡 1 号炉ではシュラウドの脚の原子炉への付け同じ事故、現象、データをみていても、私たちとのあ根部分にもひび割れがみつかるなど、新しい問題がいだでその解釈の差が非常に大きい。推進側の解釈に次々に起きています。これらの事故に関する情報収集

は、科学的な姿勢はとぼしく、都合のよいデータを都と分析も勢力的に進めて行かなければならないと考え合よく解釈して、実際の原発に適用し、住民にも何事ています。

もないかのように説明しています。これは、以前とまさらに、前述の応力腐食割れの進展予測についても、ったく変わらない態度で原発の運転をつづけているこ科学的根拠があいまいなまま使われている考え方ですとをしめしています。こういうことに対しても適切に、が、「ひび割れがあっても原発は大丈夫」という「維時機を違えずに批判を展開していく必要性を痛感して持基準」の基本になっているものです。これについています。

『原子力資料情報室通信』第 354 号（2003 年 12 月 1 日付）より

原子炉材料の安全性への疑問

原発シュラウド・再循環系配管ステンレス網のひび割れ問題
井野博満（法政大学工学部）
れの形態が従来の応力腐食割れとは違っていて、溶接新しいタイブの応力腐食割れ

線に沿って割れるというような単純な形状ではなく、
1）

この題で雑誌『金属』に論文を書いた 。私は応力さまざまな方向へ割れが進み、枝分かれをしたり、中腐食割れの（狭い意味での）「専門家」ではない。しには溶接部の内部へ進行するようなひび割れも見つかかし、「専門家」がその問題について発信しないのなっている。さらに、ひび割れの先端部にまでさび（腐らば、その周辺にいる金属材料学の研究者として何か食によって生じた鉄主体の酸化物）がつまっていて、言わねばならない、そういう気持ちでこの原稿を書い「本当にひびなのか、腐食なのか」というメカニズムている。の根本もわかっていない。ひび割れは、はじめ結晶粒今回の東電等の 19 原発で発覚した炉心シュラウドや内を進展するが、やがて粒界割れに転じる。なぜ加工循環系配管でのひび割れは、ステンレス鋼の応力腐食硬化層では粒内割れなのか、表面加工層は結晶が壊れ割れ（Stress Corrosion Cracking, SCC という）であてアモルフアス（非結晶）状になっているのではないると考えられている。SCC は（1）材料因子（材料ののだろうかという考えも出されている。昔から言われ鋭敏化）、（2）応力因子（残留引張応力）、（3）環境因ているビルビー層（研究者 Bilby の名前に由来）である。

子（高圧高温水中の溶存酸素）の 3 つの重なり合いでこの新しい応力腐食割れの発生メカニズムやひび割生じると考えられてきたが、今回の SCC 事例で、こうれ進展メカニズムの解明はこれからであるが、応力腐いう考え方は成り立たないことが明らかになった。つ

食割れ自体、多くの要因に支配される複雑な現象であまり、材料の「鋭敏化」といわれる「溶接部の周辺のって、そのメカニズムの解明は容易ではない。最近、熱影響部でクロム炭化物 Cr23C6 が析出し、結晶粒界周ミクロレベルの分析手段が進歩し、ナノメータ（1 ミ辺にクロム欠乏層が生じる現象」が起こらなくても、クロンの 1000 分の 1）スケールの観測が可能になって応力腐食割れが生じていたのである。

いるが、相手はひび割れという材料全体から見ればご今回のひび割れは材料が「鋭敏化」していなくてもく狭い領域で起こる現象である。その局所部分のみを起こったのだから、従来の応力腐食割れとは原因が違取り出しての状態分析というのは困難を極める。現在、う。調査の結果、ひび割れを起こしたシュラウドや配有効な情報が得られているのは元素の分布に関しての管には表面に加工による硬化層があり、そこからひびみである。元素分析によって、粒界付近にクロム（Cr）割れが発生していることがわかってきた。またひび割の欠乏層はなく、従来型の応力腐食割れとは異なるこ

72

高木基金助成報告集 Vol.1（2004）

とがわかったし、また中性子線を強くあびたシュラウ力は（そのことに限れば）評価されてよいであろう。

ド（H4 溶接部）では、粒界付近の幅 10nm（ナノメー

しかし、そのことで安心しきってしまったということトル）程度のごく狭い領域で Cr の欠乏層が観測されるはなかったのだろうか。また、今回の低 C ステンレスというような知見が得られている。しかし、それ以上鋼でのひび割れは、加工によって生じた表面硬化層のの情報である原子の結合状態や電子状態の変化の解明存在によって生じたものであると考えられているが、はなされていない。電力各社が提出した調査報告書

2）

加工の問題は材料の開発試験ではまったく考えていなは、硬さ試験、電子顕微鏡などによる組織観察、元素かったといわれる。しかし、実際に材料を使う場合に、分析（材料組成の変化の有無）にとどまっている。

バルクの塑性加工や表面の機械加工を受けることはむ

2 つ目の因子とされる応力因子についてはどのようしろ当たり前のことなのであるから、そして加工を受なことがわかっているか。ひび割れの形状や進展方向

ければ複雑な残留引張応力が生じることもまた十分予が従来とは非常に違っているので、材料への局所的な想されることであるから、加工を受けた条件下での耐力のかかり方（応力状態）がだいぶ違うと考えられる。

食性について考慮外であったとすれば、不思議な気が表面に加工を受ければ、その部分には複雑な残留引張する。そういう新しい状況下で、ひび割れの健全性な応力が存在すると考えられるが、粒界亀裂を生じる内どまともに評価できるのだろうか。

部の応力状態はどうなっているのか、不明である。応

各原発シュラウドあるいは再循環系配管について、力状態を知るには X 繰回折法による歪の検出がもっと電力会社から原子力安全保安院に提出された調査報告も有力な方法であるが局所的状況を知ることは難しい。

書 はいずれも同じような構成になっていて、ひび割中性子回折の試みがあるが、現場での利用は困難で研れの現状調査、それに対する応力解析による健全性評究段階をでていない。このようにひび割れの駆動力で価、ひび割れ進展予測式にもとづく 5 年後の健全性評

ある内部応力の様子は、過去の知見をもとに有限要素価という構成になっている。

2）法などの計算によって推定しているに過ぎない。新しこれらの調査報告書を読むと、結局のところ、ひびいひび割れの現象に対して、従来と同じ推定の仕方が割れは見つかったけれども現状では危険なものではな

どれ程有効か疑わしい。

く、5 年後にもひび割れは危険なほどには進展するこ

3 つ日の要因とされる環境（炉心冷却水の水質）のとはないので、このまま使用してよいという結論であ改善であるが、炉心の冷却水には不純物を極力取り除る。しかし、今まで述べてきたように、低 C ステンレいた高純度の純水が用いられているが、中性子照射にス鋼のひび割れは、従来のステンレス鋼で生じたひびよって水が分解されるので溶存酸素の発生が避けられ割れとは別種である。ひび割れの形成に表面加工層がない。この溶存酸素を減らすために水素添加や、白金関与していることは明らかにされたが、その形成メカなど貴金属の添加が試みられているが、白金のようなニズムや内部へのひび割れ進展の法則性は解明されて触媒となる物質を炉心に投入することには不安がある。

いない。このような状況の中で、新しい SCC 現象に対浜岡原発での ECCS（緊急炉心冷却装置）系配管破裂し、従来と同じ応力解析式やひび割れ進展予測式を適事故は、白金を触媒として、配管にたまっていた水素用してよいものかどうか。各調査報告書では、5 年後と酸素が反応した水素爆発という可能性が高く、調査にもひびの大きさは許容範囲内であるというようなこ報告書もそのような説をとっている。水質改善は応力とを言っているが、不確実要素が多過ぎる。

腐食割れ対策という観点だけで行なうわけにはいかな
いし、溶存酸素をまったくなくすということは難しい。

ひび割れの健全性評価は大丈夫か

超音波検査信頼性への疑問
ひび割れの健全性評価のもととなるのは、ひび割れの長さや深さについての正確な情報である。ところが、今回のシュラウドや循環ポンプひび割れの報道に接再循環系配管のひび割れについて、超音波検査

し、私がまず疑問に思ったことは、なぜ、低炭素（C）（Ultrasonic Test, 略して UT）は切断検査による実測ステンレス鋼である SUS304L や SUS316L でこのよう深さを下回る結果を与えていた。すなわち、ひび割れに多数ひび割れが起こったのかということだった。原

を過小評価していた。両者の関係を図 1 左図（次頁）

発用ステンレス鋼の応力腐食割れは L-grade（0 . 03 ％に示す 。極端な場合には、実際には 12 mm の深さにC 以下）のステンレス鋼の開発により、解決したと喧達していたものが超音波検査では 2 mm としていた。

伝されていたのではなかったか。確かに、応力腐食割また深さ 7 mm のひび割れをまったく検出できなかっれ問題で、一時期、原発はもう駄目かと思われたのを、たケースも見られる。

低 C ステンレス鋼の開発により材料研究者が救った努3）

このような食い違いが生じた理由として、今回のひ原子力資料情報室73従来 UT 結果
図1

従来 UT 結果と改良 UT 結果の比較

改良 UT 結果
3）

び割れの形態について予備知識がなかったこと、溶接という意識が働くと右図のような結果になるのではな金属に侵入したひび割れは検出しにくいこと、検査方いか。さらに驚いたことには、検査協会の報告書元法が不備だったこと、検査者の技量が不十分だったこ

図 にはある実測値 0 〜 1 mm、UT 測定値 3 〜 6 mm のとなどが挙げられている。それらの問題点を踏まえて、データ点が、図 1 右図で省かれていた。また「切断調（財）発電設備技術検査協会が実機（柏崎刈羽 1 号機）査でひびが存在しているもののみのデータで集計」と3）4）において実施した結果をまとめたものが図 1 右図 でいう注釈文も脱落している。ひび割れがなかったのにある。これは東芝、日立、ゼネラルエレクトリック

UT では検出されたというデータが少なからずさらに（GE）、ウェステイングハウス（WH）などメーカー 6存在することを意味する。報告書結言のなかの一文、社が複数の方法で行なった検査結果を合わせたもので「国内会社の結果の多くが安全側の評価になっているあるが、特徴的なことは、今度は切断調査により求めこと、無欠陥を正しく診断する点に関しては外国会社

た実測深さよりも UT 測定深さの方が大きくなるといの技量には高いものがあること」は表現に苦労がにじう逆の傾向が出たことである。

んでいる。もっとわかりやすく率直に次のように書い

検査協会あるいは保安院は、ひび割れの過小評価がてほしい。「日立や東芝の調査では、ひび割れとそうなくなって安全側になったと改善効果を強調している。

でないものとの区別が付かないことが多かった。浅いだが本当にそうだろうか。例えば実測値 7 mm 弱であひびと深いひびの区別も難しかった。GE 社や WH 社

るのに、それを深さ 13 .5 mm とか 11 mm に計測したデの方がましだった」。

ータ点がある。また 5 mm 付近のひび割れを 10 mm 以上に計測したデータ点がいくつもある。ひび割れの過今後のあり方の問題

小評価はひびが割れている部分を見逃したということ

ひび割れトラブル発覚から 1 年余を経て、維持基準であるが、このような過大評価は、存在しないひび割の導入が進められている。
「ひび割れは一切認めない」

れを何かの拍子に計測したことになり、幻を見たことという考え方から、「ひび割れを認めてその健全性をになる。この結果はむしろ超音波検査の信頼性を疑わ判定する」という考え方へ、大きく転換するわけであせるものではなかろうか。実際、複雑な形状、特に分る。しかし、福島第一原発 1 号機での気密漏洩試験結岐しているようなひび割れやさびで埋まったひび割れ果の虚偽報告や MOX 燃料試験データの偽造さらにはを超音波で検出することはかなり難しいであろう。ノJCO 事故など、原子力の世界には法や規制をないがしイズかどうかの判定はかなりの熟練を要するであろうろにする風潮が著しい。このような体質の改善を伴うし、検査者の主観が入り込むように思う。ひび割れをのでなければ、維持基準導入が安全性の向上どころか過大評価してはいけないという意識が働くと左図のよそれを危うくする結果になりかねない。

うになり、逆に、ひび割れを過小評価してはいけない74

高木基金助成報告集 Vol.1（2004）

ステンレス鋼材は、今回問題となったシュラウドや再循環系配管以外にも、制御棒駆動機構や中性子計測ならない。企業の研究者たちはひび割れの事実をいつ部のハウジングなど重要な炉内構造物にも広く用いら知ったのか、そしてどう対応したのか。関係学協会

れている。これらハウジングや再循環系配管は、BWR（日本原子力学会）の材料研究者は、この間題をいつ（沸騰水型軽水炉）での炉内 70 気圧の圧力を受ける圧認識したのか。企業からの情報がなくても外国の文献力バウンダリーを構成しており、そこでの事故は致命があったのだから企業へ実情を開い合わせることなど的なものになりかねない。超音波検査の信頼度や亀裂しなかったのだろうか。原子力村は外部に対してのみ進展予測式の不確定さを考えると、ひび割れを容認すでなく、その内部でも大変に風通しの悪いところのよる維持基準の適用は時期尚早と言わざるを得ない。

うだ。

技術には「絶対安全」ということはない。近頃、そういう認識がお役人にも浸透してきているらしいのはいいことだ。しかし、原子力の場合に安易にそれを言【文献】ってもらっては困る。チェルノブイリ事故あるいはそ1）井野博満、 原子炉材料の安全性への疑問一席発シュラウド・
再循環系配管ステンレス鋼のかび割れ問題 、金属、73、
2003 年 11 月号、PP62 〜 722）原子力発電設備の健全性評価等に関する小委員会（第 7 回）
（2003.3.10）、資料 7- 3、原子力安全・保安院、 原子力発電設備の健全性評価について−中間取りまとめ− （http://www.meti.go.jp/report/downloadfiles/g30310b03j.pdf）、ほか
3）原子力発電設備の健全性評価等に関する小委員会（第 8 回）
（2003.6.4）、資料 8-2、発電設備技術検査協会、 超音波探傷試験による再循環系配管サイジング（寸法測定）精度向上に関する確性試験について 、p25、（http://www.meti.go.jp/report/downloadfiles/g30604g2j.pdf）
4）同上、参考 8-4、同確性試験報告書（概要版）
5）井野博満、 ふだんの授業で倫理をしやべる 、まてりあ、42、10（2003）pp721 〜 724

れ以上の取り廻しのつかない大きな被害の可能性がある以上、事故は絶対に起こしてはならないからだ。大事故は中小事故の積み上げで起こるといわれる。近年、中レベルの事故が次々と起こっているのが不安である。
原子炉の経年劣化が進むなかで、今まで以上に安全性を高める努力が求められるとともに、老朽化の進んだ原子炉は安全性を第一に考えてただちに廃炉にすべきである。
今回のひび割れ隠しに関しては、企業の責任はもちろんのこと、技術者、研究者の責任・倫理も問わねば

原子力資料情報室75