ATENA 21-ME01 Rev.0

安全な長期運転に向けた経年劣化に関する知見拡充レポート

原子力エネルギー協議会
2022 年 3 月©Atomic Energy Association 2022

【はじめに】国内の原子力発電所においては，廃止措置方針を決めたプラントを除く全 33 基中の 17
基が 2021 年末時点で運転期間 30 年を超え，4 基が 40 年を超える運転の認可を受けており，経年劣化事象に関する知見が蓄積されてきている。この状況を踏まえると，今後も 40
年を超える運転を行うプラントが，順次増加していくことが見込まれる。
安全性を高い水準に維持しつつ長期にプラントを活用していくためには，経年劣化事象に関する知見を継続的に更新・拡充していくことが必須であり，他方，海外に目を向ければ，既に 50 年以上の運転期間を経験したプラントを有し，また複数の 80 年認可が行われている米国の経験から，日本にとっても有用な知見が得られる可能性がある。
このような状況を踏まえ，原子力エネルギー協議会（以下「ATENA」という。）は「安全な長期運転に向けた経年劣化管理への取組」として，国内の経年劣化管理に係る取組と海外知見*を比較分析し，従来の取組を強化するため「物理的な経年劣化」と「非物理的な経年劣化」に分類して取組んできた。このうち「物理的な経年劣化」については，長期停止期間中のプラントの安全性の維持・向上のため，長期停止中の経年劣化管理の観点から考慮すべき推奨事項を提供するガイドライン**を 2020 年に発行し，原子力発電事業者の保全に反映してきた。
＊：IAEA ガイド「Ageing Management and Development of a Programme for Long Term Operation of Nuclear
Power Plants（原子力発電所の長期運転に関する経年劣化管理及びプログラムの策定）」（SSG-48）＊＊：ATENA 20－ME02（Rev.0）プラント長期停止期間中における保全ガイドライン

ATENA は前述の長期停止中の経年劣化管理に関する取組に加え，運転中も含めた経年劣化管理に係る取組の一つとして，複数の 80 年認可が行われている米国の知見等を参考に，経年劣化評価に関する知見拡充事項を纏め，それらの知見拡充事項について，学協会，事業者，研究主体に対し提言等を行っていくことにより，プラントの安全性の継続的な維持・向上に資することを目的に，本レポートを取纏めることとした。

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本レポートの情報等の取扱いについては，以下のとおりとする。
（免責）（１）ATENA，ATENA 従業員，会員，支援組織等本レポートの作成に関わる関係者（「ATENA
関係者」）は，本レポートの内容について，明示黙示を問わず，情報の完全性及び第三者の知的財産権の非侵害を含め ，一切保証しない。ATENA 関係者は，本レポートの使用により本レポート使用者その他の第三者に生じた一切の損失，損害及び費用についてその責任を負わない。本レポートの使用者は，自己の責任において本レポートを使用するものとする。

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（権利帰属）（１）本レポートの著作権その他の知的財産権（「本件知的財産権」）は，ATENA に帰属する。本件知的財産権は，本レポートの使用者に移転せず，また，ATENA の承諾がない
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改定履歴
改定年月
2022 年 3 月 24 日

版

改定内容

初版

備考

新規制定

4

©Atomic Energy Association 2022

目次
1.

序文............................................................. - 6 1.1

背景・目的························································· - 6 -1.2

概要······························································· - 9 -1.3

適用範囲·························································· - 10 -1.4

用語の定義························································ - 10 -1.5

略称······························································ - 12 -2.

経年劣化評価に関する知見拡充事項の整理 .......................... - 13 2.1

経年劣化事象の整理と知見拡充事項 ··································· - 14 -2.1.1 米国知見調査................................................... - 14 2.2

取替困難機器の 60 年超評価を想定した場合の知見拡充事項 ·············· - 22 -2.2.1 検討プロセス................................................... - 22 2.2.2
3.

知見拡充事項の整理結果......................................... - 25 -まとめ ............................................................... - 26 -添付資料 1

米国 SLR-SRP の最新知見を反映した経年劣化事象と知見拡充事項

添付資料 2取替困難機器の経年劣化評価と知見拡充事項

別添

経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項

補足資料

5

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1. 序文
1.1 背景・目的
実用発電用原子炉を持つ事業者は，原子力施設に対し，「核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規則に関する法律」（以下「原子炉等規制法」という。
）第 43 条の 3 の 22 第 1 項と，同法実施のために規定されている「実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則」（以下「実用炉規則」という。
）第 82 条に則り，高経年化対策として営業運転開始後 30年が経過する前（その後 10 年毎）に，安全上重要な機器・構造物等について，今後長期間運転することを想定した高経年化技術評価（以下「PLM 評価」という。
）を実施し，それに基づいて策定した長期施設管理方針とともに認可を受けて個別機器の点検・修繕の計画（保全計画）に反映し，プラント運転期間を通じた原子力施設の安全機能の確保を図っている。
また，その原子力施設の運転期間は原子炉等規制法第 43 条の 3 の 32 に 40 年（1 回に限り，20 年を超えない期間で延長可）と定められており，事業者が 40 年を超えて継続運転を行う場合には実用炉規則第 113 条に則り，前述の高経年化対策に加え運転期間延長認可制度として，取替困難である原子炉圧力容器，原子炉格納容器，コンクリート構造物に対する特別点検の結果を含むプラントの長期健全性に関する評価内容，及びその結果に基づいた長期施設管理方針の認可を受け，保全計画の確実な実施を通じて，延長認可後の原子力施設の安全機能の確保を図っている。

図 1.1-1

原子炉等規制法／実用炉規則に則った
高経年化技術評価／運転期間延長認可のプロセス

6©Atomic Energy Association 2022

※１
※２
※３

廃止措置プラント及び廃止措置予定プラントは除く
冷温停止状態が維持されることを前提とした評価のみを行っているプラント
審査中のプラント

図 1.1-2

各プラントの運転年数及び高経年化対策／運転期間延長認可実績（2021 年末時点）

PLM 評価（運転期間延長認可申請における劣化状況に関する技術評価を含む）では，プ
ラントにおける安全機能を有する全ての機器・構築物を評価対象とし，材料，使用条件等を踏まえ，各対象機器・構造物の部位毎に想定される経年劣化事象を抽出整理する。この際，日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準」（AESJ-SC-P005：
2021。以下「原子力学会 PLM 実施基準」という。）の附属書 D として取り纏められている「経年劣化事象一覧表」や過去の PLM 実績より設備・部位毎に材料と事象を展開した附属書 C「劣化メカニズムまとめ表」等を活用し，最新知見や運転経験を基に，想定される経年劣化事象が適切に抽出されていることを確認している。この中から，適切に保守管理が行われている経年劣化事象や今後も経年劣化の進展が考えられない，もしくは進展が極めて小さい事象等を除いたものについて，高経年化技術評価を行う上で「着目すべき経年劣化事象」として抽出している。
「着目すべき経年劣化事象」に対しては，長期運転における経年劣化事象の発生・進展状況を想定した上で機器・構造物の健全性が確保されるかの確認を行う（運転期間延長認
可申請については特別点検の結果も加味する）。さらに想定される経年劣化事象に対して現状の保全活動が適切であるかの評価も併せて行い，長期運転に対する総合的な評価を行っている。これに加えて，耐震，耐津波安全上考慮する必要のある経年劣化事象につい7©Atomic Energy Association 2022

て，経年劣化の発生・進展状態を考慮した機器・構造物の耐震，耐津波安全性評価を行い，許容値を満足することを確認している。
評価に当たっては，最新の規格基準や国内外のトラブル事例等の最新知見，評価時点ま
での運転経験を反映した評価を行うとともに，最新の技術基準への適合のために追加される設備や，重大事故時の環境条件等も考慮した技術評価を行っており，また，冷温停止状
態を前提とした経年劣化に対する技術評価についても実施し，プラントの長期停止が機器・構造物の健全性に及ぼす影響についても確認している。
これらの評価の結果，今後の 10 年間（運転期間延長に関しては延長しようとする期間）の運転期間に現状保全項目に追加して実施すべき新たな保全も含め長期施設管理方針が策定され，原子炉施設保安規定に明記される。

図 1.1-3

高経年化技術評価と経年劣化管理の関係

このように，プラントを長期にわたって安全に運転するためには，経年劣化事象に対し継続的に最新知見を取り入れつつ検討を行い，実機保全へ反映していくことが必要である（経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項：別添）。
本レポートでは物理的な経年劣化に関する取組として，国内原子力発電事業者における経年劣化管理に関する取組や複数の 80 年認可が行われている米国知見等の最新知見を参考として，経年劣化に対する知見拡充事項を整理する。
整理した知見拡充事項については，事業者，学協会，研究主体へ提言等を行うことにより，研究・開発の実施や学協会の規格への反映，PLM 評価への反映や発電所の保全への反映等に繋げ，プラントの安全性の維持・向上に資する。

8©Atomic Energy Association 2022

1.2 概要
本レポートでは，運転中も含めた経年劣化管理に係る知見拡充の取組の一つとして，経年劣化評価に関する知見拡充事項について整理した。
具体的には，まず，国内軽水炉で考慮すべき経年劣化事象を材料毎に整理している原子力学会 PLM 実施基準の「経年劣化事象一覧表」をベースとして，80 年運転に対応した米国の 2 回目の運転認可更新（以下「SLR」という）に関する最新知見を参考に，経年劣化事
象を改めて網羅的に整理した。
その結果，「経年劣化事象一覧表」に記載の無い事象が 3 事項抽出された。それら抽出された各事象については，国内のプラントにおいて同様の原因による実機損傷事例は確認されていないものの，PLM 実施基準への反映の検討について，原子力学会へ提言を行っていく。
次に，プラントの長期にわたる安全性維持に重要な取替による機能回復が困難な機器（以下「取替困難機器」という。
）の経年劣化評価における知見拡充事項を整理した。具
体的には，各取替困難機器の部位毎に経年劣化事象を組合せた上で，米国で実績のある 80
年の評価期間を想定した場合に現状の PLM 評価手法・データで科学的・技術的に評価可能であるか考察し，望まれる知見拡充事項を整理した。
その結果，照射脆化に関し知見拡充事項が 2 事項抽出された。抽出された事項について
は，PLM 研究推進会議（電力中央研究所，事業者，メーカー等にて構成される会議体）に対し，必要な研究の計画・実施を要請するとともに，進捗をフォローしていく。

図 1.2-1

経年劣化管理における本レポートの位置付け

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1.3 適用範囲
国内の沸騰水型及び加圧水型の原子力発電所における経年劣化管理に係る取組に適用する。

1.4 用語の定義
運転期間延長認可制度
法令で国内原子力発電所の運転期間は 40 年と定められており，1 回に限り，20 年を超えない期間で延長の申請・認可が行える制度。事業者が延長認可申請を行う場
合は，特別点検結果を踏まえた高経年化技術評価と長期施設管理方針について認可を受ける必要がある。
運転経験情報（OE 情報）
運転経験に基づいたトラブル情報，保全情報等。各事業者は，それらの情報について収集した上で，高経年化技術評価書のインプット条件としている。
経年劣化事象時間経過とともに劣化を生じさせる事象であり，配管内の減肉，応力腐食割れ，絶縁低下，中性子照射脆化，疲労割れ，コンクリートの強度低下等が含まれる。
高経年化対策
施設管理のうち原子力発電所の各設備に想定される経年劣化事象に対して，長期間の供用を考慮した活動を行うこと。法令要求としては営業運転開始後 30 年が経過する前（その後 10 年毎）に高経年化技術評価を実施し，その内容とその内容を基に策定した長期施設管理方針について認可を受ける必要がある。
高経年化技術評価（PLM 評価）
経年劣化事象に対する健全性評価。法令に基づく高経年化対策における高経年化技術評価としては，各設備の経年劣化事象に対する健全性評価に加え，経年劣化を考慮した耐震安全性評価及び耐津波安全性評価を行う必要がある。
さらにそれら各評価については，原子炉の運転を断続的に行う事を前提とした評価（＝プラントの定期的な起動・停止を伴う通常運転状態を前提とした評価），及び冷温停止状態が維持される事を前提とした評価を行う必要がある（ただし，長期間停止することが明らかな場合は冷温停止状態の評価のみでも可）。
なお，本レポートでの「PLM 評価」は，便宜上，プラントの通常運転を念頭においた各設備の経年劣化事象に対する健全性評価を指す。

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GALL

（Generic Aging Lessons Learned）

米国原子力規制委員会が発行している経年劣化管理に関する知見報告書。米国の運転認可更新に際し，後述の SRP に示された経年劣化管理レビュー項目における評価
用の技術根拠を提供している。各設備に考えられる経年劣化メカニズム，考慮すべき発生部位，経年劣化管理方法等の技術的情報が取り纏められている。
SRP（Standard Review Plan）

米国原子力規制委員会が発行している標準審査指針で具体的な申請書の内容及び審査基準を規定している。運転認可更新に関する SRP では申請書の記載内容，対象範囲・スクリーニング方法，経年劣化管理レビューの方法，長期間使用時の機器の健全性を確認するための時間限定経年劣化解析や特別点検の方法を規定している。な
お，各経年劣化管理レビュー項目においては，前述の GALL を引用しながら，SCC，疲労，腐食等の各種劣化メカニズムに対して適切な経年劣化管理プログラムが策定されていることを運転認可更新の申請書で確認することになっている。

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1.5 略称
AEA

Assessment of Electrical Equipment Ageing for Nuclear Power Plant：
電気・計装設備の健全性評価技術調査研究

AMP

Aging Management Program： 経年劣化管理プログラム

AMR

Aging Management Review： 経年劣化管理レビュー

BWR

Boilling Water Reactor： 沸騰水型軽水炉

GALL

Generic Aging Lessons Learned：（NRC 発行の）経年劣化管理に関する知見報告書

IGALL

Ageing Management for Nuclear Power Plants: International Generic
Ageing Lessons Learned (SRS No.82)：
IAEA 発行の経年劣化管理に関する知見報告書

ISI

In-Service Inspection：

供用期間中検査LR

License Renewal： （1 回目の）運転認可更新

NRA

Nuclear Regulation Authority： 原子力規制委員会

NRC

Nuclear Regulatory Commission： 米国原子力規制委員会

NUREG

Nuclear Regulatory Guide： NRC 規制指針

OE

Operation Experience：

運転経験

PLM

Plant Life Management：

プラントライフマネジメント(本レポートでは高経年化技術評価を PLM 評価，高経年化対策実施基準を PLM
基準，の様に，高経年化技術評価，高経年化対策を便宜上，PLM と略す事がある)
PLR

Primary Loop Recirculation system： 原子炉再循環系

PWR

Pressurized Water Reactor： 加圧水型軽水炉

SCC

Stress Corrosion Cracking： 応力腐食割れ

SLR

Subsequent License Renewal： 2 回目の運転認可更新

SRP

Standard Review Plan：

SSC

Structure，System and Component： 機器，系統及び構築物

TLAA

Time-Limited Aging Analysis：

10CFR54

Title 10， Code of Federal Regulations54：

標準審査指針

時間限定経年劣化解析

米国原子力発電所の運転認可更新に関する要件

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2. 経年劣化評価に関する知見拡充事項の整理
2.1 章において，国内軽水炉で考慮すべき経年劣化事象を材料毎に網羅的に整理している原子力学会 PLM 実施基準の「経年劣化事象一覧表」（以下「附属書 D」という。
）をベー
スに，設備・部位毎に考慮された PLM 評価内容を整理した上で，米国の SLR に関する最新知見を当てはめ，附属書 D に記載の無い事象（知見）も含め，経年劣化事象を改めて網羅的に整理した。そして特に附属書 D に記載の無い事象については，当該事象の対象となり得る設備における PLM 評価や保全状況について併せて整理した（整理結果詳細は添付資料
1 参照）。
さらに，プラントの長期にわたる安全性維持に関し，設備全体の取替による機能回復が困
難な機器の経年劣化に対する評価が重要であることから，該当する原子炉圧力容器，原子炉格納容器，コンクリート構造物に対し，部位毎にどの様な経年劣化事象が想定されるかを組合せた上で，米国 SLR に倣い，80 年の評価期間を想定した場合に現状の PLM 評価手法・データで科学的・技術的に評価可能であるか考察し，望まれる知見拡充事項を 2.2 章に整理した（整理結果詳細は添付資料 2 参照）
。

図 2-1

本レポートにおける知見拡充事項整理の流れ

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2.1

経年劣化事象の整理と知見拡充事項

2.1.1

米国知見調査(1) 参考とする米国の審査図書の状況
米国では，米国原子力規制委員会（以下「NRC」という。）が定めた米国原子力発電所の運転認可更新に関する要件 Title 10， Code of Federal Regulations 54（以下「10CFR54」という。
）に基づき，事業者は NRC にライセンス申請を行い，運転ライセンスの延長認可を受ける仕組みとなっている。1 回の認可申請において運転認可の有効期間は最長 20 年であり，その後，運転認可更新申請と認可取得を繰り返し行えば，運転ライセンス期間は都度最長 20 年ずつ延長することができる仕組みとなっている。
この運転認可更新に当たり，審査項目・内容に関する具体的な図書として標準審査指針（以下「SRP」という。
）が NRC から発行されており，さらにその SRP に対応して長期運転に関し想定される経年劣化事象／影響，発生部位，管理手法等の情報を取り纏めた経年劣化管理に関する知見報告書（以下「GALL」という。
）が発行されている。
米国での運転認可更新に関しては，60 年迄の運転に対応する 1 回目の運転認可更新（以下「LR」という。
），及び 80 年迄の運転に対応する 2 回目の運転認可更新（以下「SLR」という。）が行われており，各々の認可更新に対応した前述の NRC 審査関連図書として以下の図書が発行されており，各事業者はそれらの図書を参考に考慮すべき経年劣化事象に対する評価を行い，NRC が審査を行う仕組みとなっている。
＜LR 関連図書（1 回目の運転認可更新：～60 年運転）＞・運転認可更新申請の標準審査指針（NUREG-1800）（以下「LR-SRP」という。）
・運転認可更新申請の経年劣化管理に関する知見報告書（NUREG-1801）（以下「LR-GALL」という。
）＜SLR 関連図書（2 回目の運転認可更新：～80 年運転）＞
・2 回目の運転認可更新申請の標準審査指針（NUREG-2192）（以下「SLR-SRP」という。）
・2 回目の運転認可更新申請の経年劣化管理に関する知見報告書（NUREG-2191）（以下「SLR-GALL」という。
）
また，LR-SRP から SLR-SRP，LR-GALL から SLR-GALL を発行する際の差分の技術的根拠を纏めた図書として，SLR に関するガイダンス(NUREG-2191 及び 2192)の技術的根拠書（NUREG2221）が纏められている。

14©Atomic Energy Association 2022

図 2.1.1-1 米国の運転認可更新に際しての標準審査指針（SRP）と経年劣化管理に関する知見報告書（GALL）の関係

図 2.1.1-2 本レポートにおける主要な調査対象図書とその関係

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(2)検討プロセス
A

米国文献の調査
2 回目の認可に関する SLR-SRP は，6 つのカテゴリ（①原子炉圧力容器，炉内構造物，及び原子炉冷却系統②工学的安全施設③補助系統④蒸気及び電力変換系統⑤格納容器，構造物，及び機器サポート ⑥電気及び計測制御系統）に分類され，カテゴリ毎に LRSRP からの更新内容が記載されており，新しく追加された内容がある場合は，
「New」
，一部
変更された内容がある場合は，「Modified」で分類されている。
今回の調査では，SLR-SRP 記載内容のうち，附属書 D に記載の無い経年劣化事象の有無を優先的に確認することを目的とするため，「Modified」事項については今後も継続して確認することとし，「New」事項について内容を確認し，附属書 D に記載の無い経年劣化事象の有無について確認することとした。また，SLR への新規追加背景も重要となる事から，LR-SRPと SLR-SRP の相違点と技術的根拠，及び LR-GALL と SLR-GALL の相違点と技術的根拠が取り纏められている NUREG-2221 も参考にした。
B

米国知見を参考にした経年劣化事象の網羅的整理
2.1.1（2）A で抽出した SLR-SRP の全 221 件の「New」として記載されている事項を附属

書 D 記載の事象と突き合わせる事により，附属書 D に従来記載されていない経年劣化事象が無いか確認した。具体的には，「New」のうち，附属書 D に追加要素が無い事項（例：SRPの記載内容は変えずに章構成を 2 つに分けた等）を除外した上で，附属書 D に記載の事象材料-環境の組合せに該当するか否かを判断基準とし，該当しない組合せ，及び事象-材料環境の組合せとしては該当するが，ある特定の設備・部位に着目した経年劣化事象について，計 60 件抽出した。
さらにその 60 件を附属書 D の記載レベルに合わせ，事象-材料の組合せに着目して機器（部位），及び類似環境をグループ化*すると，7 事項に集約された。
なお，附属書 D の事象毎に国内の経年劣化評価・保全状況を整理するとともに，附属書 Dに該当した SLR-SRP の各事項はグループ化*してその概要を整理した。
＊：グループ化イメージ
SLR-SRP

附属書 D

炭素鋼配管の結露環境における全面腐食
炭素鋼設備の原水環境における全面腐食

炭素鋼設備の腐食性環境における炭素鋼ボルトの廃水環境における全面腐食

全面腐食

…

16

©Atomic Energy Association 2022

図 2.1.1-3 2.1 章の米国 SLR 知見調査の作業の流れ

図 2.1.1-4 米国知見を参考にした経年劣化事象の網羅的整理フォーム（添付資料 1）

17©Atomic Energy Association 2022

（3）米国知見を参考にした経年劣化事象の整理結果
米国の SLR-SRP で「New」となっている事項全 221 件について附属書 D 記載の各事象と比較した結果，60 件が附属書 D の記載に該当しない事項として抽出され，さらにそれをグループ化すると，以下の 7 事項に集約された。なお，7 事項のいずれについても，60 年を超えることで顕在化する事象ではなく，60 年超に関わらず顕在化する可能性のある経年劣化事象が LR-SRP 発行後に新たに判明したため，最新図書である SLR-SRP に記載された事象であると考えられた。
①アルミ合金使用機器の孔食/隙間腐食/SCC②チタン合金使用熱交換器伝熱管の SCC③鋼製機器が埋設環境下で炭酸塩・重炭酸塩に曝される事による SCC④PWR 原子炉圧力容器上蓋（制御棒駆動機構サーマルスリーブ)の摩耗⑤PWR 蒸気発生器（鋼製のチャンネルヘッド，チューブシート）のほう酸腐食⑥BWR 制御棒駆動機構リターンライン配管の疲労割れ⑦BWR 炉内構造物(炉心支持板ホールドダウンボルト／ジェットポンプ組立品固定ボルト)の応力緩和上記において，①～③は附属書 D の事象-材料-環境の組合せに該当しない事象，④～⑦は附属書 D に事象-材料-環境の組合せがあるものの，ある特定の設備・部位に着目して SLR-SRP に記載されているため，今回特に取り上げた事象である。
①～③の 3 事象について国内の経年劣化評価・保全状況を確認したところ，該当材料を使用している設備は存在するものの，国内ではそれらと同様の原因による原子力プラ
ントでの損傷事例は無く，国内 PLM では各プラントの個別の環境を考慮してそれらとは異なる事象を抽出・評価し，それらに応じた保全で対応しており，設備の健全性維持に必要な対応を取っている状況であった。それら各事象に対する考察を表 2.1.1-1 に示す。

18©Atomic Energy Association 2022

表 2.1.1-1（1/2） 事象-材料-環境の組合せが附属書 D に記載が無い事象の状況
附属書 D に無い SLR-SRP

添付「New」事項
設備

左記事象に対する考察

資料 1

事象


国内機器でアルミ合金は SFP プールゲート等に 機械編使用している。

9-1

アルミ合金使用機器における孔食，隙間腐食， 機械編
SCC について，国内ではこれら事象を起因とした損傷事例は確認されていない。

①アルミ合金使用

孔食，隙間

機器

腐食，SCC各プラントの PLM において，プールでの使用環

10-1
機械編
42-1

境に照らし隙間腐食を評価対象に挙げ，プール
水の塩化物濃度管理を行った上で目視点検等の保全を実施している。


アルミ合金の孔食・隙間腐食・SCC については
PLM 実施基準への反映の検討について，日本原子力学会へ提言を行っていく。



国内におけるチタン合金使用の熱交換器伝熱管は，復水器等，海水系冷却器の一部に使用されている。



チタン合金使用の熱交換器伝熱管における SCCについて，国内では SCC を起因とした漏えい事②チタン合金使用の熱交換器伝熱管

象等の損傷事例は確認されていない。
SCC



各プラントの PLM において，チタン合金使用の熱交換器伝熱管に対しては，海水等の使用環境

機械編
42-2

に照らし，スケール付着等を念頭に ECT 等の保全を実施している。


本事象については，PLM 実施基準への反映の検討について，日本原子力学会へ提言を行っていく。

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表 2.1.1-1（2/2） 事象-材料-環境の組合せが附属書 D に記載が無い事象の状況
附属書 D に無い SLR-SRP

添付「New」事項
設備

左記事象に対する考察

資料 1

事象


国内の原子力発電所の土壌は，炭酸塩，重炭酸塩に曝される土壌ではない。



炭素鋼製機器が埋設環境下で炭酸塩，重炭酸塩に曝される事による SCC について，国内ではSCC を起因とした漏えい事象等の損傷事例は確

埋設環境下
で炭酸塩，
③炭素鋼製機器認されていない。


米国においては，ガスプラントや石油プラント

重炭酸塩にの埋設配管で炭酸塩に拠る割れが過去検出され曝される事た例があることから SLR-SRP に取り込んだ項目

による SCCであり，米国原子力発電所での損傷事例は確認

機械編
51-1

されていない。（NRC 発行 LR-ISG-2011-03 より）


本事象については，PLM 実施基準への反映の検討について，日本原子力学会へ提言を行っていく。

また，④～⑦の 4 つの事項については，附属書 D に事象-材料-環境の組合せがあるものの，ある特定の設備・部位に着目し SLR-SRP に記載されているため抽出したが，実機保全状況や至近の PLM 評価書を確認した結果，国内では対象設備が無い，または既に経年劣化対象として評価や保全の対象としている状況であった。それらの各事象に対する考察を表 2.1.1-2 に示す。

20

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表 2.1.1-2 ある特定の設備・部位に着目し抽出されている事象
SLR-SRP「New」事項
左記事象に対する考察
設備

事象

添付
資料 1

・附属書 D には，事象（摩耗）-材料-環境の組合せが④PWR 原子炉圧力

ある事象。

容器上蓋
（制御棒駆動機構

・発生部位として，国内外ともに当該部位は対象外と摩耗していたが，海外 PWR で発生した事例を受け，国内

サーマルスリーでも代表 PWR プラントで摩耗量確認を実施しておブ)り，順次 PWR 各プラントの PLM において当該事象を

機械編
4

評価対象に挙げ評価している。
・附属書 D には，事象（ほう酸腐食）-材料-環境の組⑤PWR 蒸気発生器

合せがある事象。

（鋼製のチャンネ

ほう酸

・国内の蒸気発生器では原子炉冷却材が 2 次側へ流入

機械編

ルヘッド，チュー腐食しない様に，伝熱管の検査を実施の上で必要に応じ

11

ブシート）

施栓を実施しているため，炭素鋼／低合金鋼製の 2次側構成品は原子炉冷却材に曝されない。
・附属書 D には，事象（疲労割れ）-材料-環境の組合⑥BWR 制御棒駆動
機構リターンライ
ン配管

疲労
割れ

せがある事象。
・新規制基準対応申請済及び申請予定の BWR プラントにおいては当該事象を念頭においた対策を実施済で

機械編
28

ある。
⑦BWR 炉内構造物

・附属書 D には，事象（応力緩和）-材料-環境の組合(炉心支持板ホールドダウンボルト

応力/ジェットポンプ緩和

組立品固定ボルト)

せがある事象。
・PLM の劣化評価対象として左記部位は特出ししてい
ないものの，炉内構造物点検評価ガイドライン（原機械編
72

子力安全推進協会発行）にて点検対象としている。

21©Atomic Energy Association 2022

2.2

取替困難機器の 60 年超評価を想定した場合の知見拡充事項

プラントの長期にわたる安全性維持に関しては，取替困難機器の経年劣化に対する評価が特に重要である。そこで本項では，取替困難な原子炉圧力容器，原子炉格納容器，コンク
リート構造物の経年劣化事象において，60 年を超える評価期間を想定した場合に，現状のPLM 評価手法・データで科学的・技術的に評価可能であるか考察し，知見拡充が望まれる
取組にどの様なものがあるかを検討した。
2.2.1

検討プロセス

取替困難機器である原子炉圧力容器，原子炉格納容器，コンクリート構造物のうち，取替可能な部位については取替による機能回復が可能であり，プラントの物理的な供用可否に直接的影響を与えない。このため取替困難機器のうち，取替可能な部位を除外した上で，残る取替困難な部位（以下「取替困難部位」という。
）に対し本検討を行った。
（1）取替困難部位における経年劣化事象の整理
A

取替困難部位の抽出
・各プラントの PLM 評価書において，取替困難機器に対し部位毎に経年劣化事象を想定して評価を実施している。そこで，各プラントの PLM 評価書実績より，取替困難機器の取替困難部位を抽出した。

B

取替困難部位毎に想定される材料・経年劣化事象の整理・抽出した取替困難部位毎に，過去の PLM 評価書を参照して材料・経年劣化事象の組合せを整理した。

（2）60 年を超える評価を想定した場合の知見拡充事項の整理
A PLM 評価内容・状況／知見拡充内容
・運転期間延長認可を取得した美浜 3，高浜 1/2，東海第二の経年劣化評価内容
を主体に，30 年目の高経年化技術評価書を提出しているプラントの経年劣化評
価内容も加味して，60 年想定の経年劣化評価の状況を整理した。
・なお，各事象における主要な国内外最新知見（研究・技術開発事項等）についても併せて整理した。
B

60 年を超える評価期間を想定した場合の現状の PLM 評価手法・データへの影響
・60 年を超える評価期間として，米国 SLR に倣い 80 年の評価期間を想定した場
合に，現状の PLM 評価手法・データで評価可能であるかについて，影響を検討した。
具体的には，PLM の各事象に対する評価のうち，継続的な実機保全により健全性を評価・管理している事象以外について，評価期間を 60 年想定から 80 年想定に延長（累積時間の他に，累積過渡回数，累積照射量等，評価期間に依存す22©Atomic Energy Association 2022

るパラメータ含む）した場合に，科学的・技術的に評価可能か（60 年想定では従来適用可能だった評価手法（規格等）が，80 年想定になる事により，適用範
囲外とならないか）検討した。
（3）経年劣化評価手法・データに対する知見拡充内容（研究・技術開発等）
・前段で検討した影響に基づき，80 年の PLM 評価を想定した場合に望まれる，知見拡充の取組を検討した。

取替困難機器(原子炉圧力容器，原子炉格納容器，コンクリート構造物)

各機器において部位を整理(2021 年末迄に申請された PLM 評価書を参照)

取替困難部位？

Yes

No

取替可能な部位：
個別プラントで評価，及びそれに基づいた保全を実施（取替により機能回復が可能であり，プラントの物理的な供用可否に直接的影響を与えない）

取替困難な部位毎に材料・経年劣化事象の組合せを整理（2021 年末迄に申請された PLM 評価書を参照）

経年劣化事象毎に PLM 評価内容／状況を整理*1（2021 年末迄に申請された PLM 評価書を参照）＊1：各経年劣化評価の信頼性向上等に関する取組
中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項（研究・技術開発事項等）も併せて整理

60 年を超える評価期間を想定した場合の現状の PLM 評
価手法・データへの影響*2
影響有

検討完了
影響無
＊2 詳細：図 2.2.1-2

・60 年を超える評価期間を想定した場合の PLM 評価手法・データに対する知見拡充内容

図 2.2.1-1 取替困難機器評価に関する知見拡充事項の検討フロー

23©Atomic Energy Association 2022

図 2.2.1-2 60 年を超える評価期間を想定した場合の現状の PLM 評価手法・データへの影響検討フロー

経年劣化
事象60年想定のPLM評価内容
現状（運転開始後 60 年想定）
想定される

PLM 評価内容／知見拡充内容

部位

80年を想定した場合のPLM評価への影響と取り組み

60 年を超える評価期間を仮定した場合の影響（80 年を想定して考察）
PLM 評価への影響

例

備考

知見拡充の取組（評価手法／データ状況等）（研究・技術開発等）

低サイク

冷却材入口

・低サイクル疲労は，プラントの運転状態（例：起動・停止等）の温度や圧力の変化(A)－

補足資料：原子炉圧力容器(PWR)

ル疲労

管台等

（過渡）によって生じる応力の変動が繰り返され，比較的ゆっくりと材料に局所的か

左記のとおり、低サイクル疲労は応力とその回数によ（最新知見を反映した個別プラント評価・保全の継低サイクル疲労-1つ微小な変形が蓄積する疲労現象である。

って評価されるが、80 年想定の場合では回数が影響

続）・PLM 疲労評価例

・原子炉圧力容器の管台部などの形状不連続部は応力が集中しやすいために運転期間を受けて 60 年想定の場合よりも増加すると考えらを通して低サイクル疲労に対する健全性を確保する必要がある。

れ、実績過渡回数の確認と疲労累積係数の算出を継続

経年劣化
[分類②]
事象

部位に
展開

部位ごとの60年想定のPLM評価内容を記載

80年を想定した
場合のPLM評価への影響することによって、健全性を確認する。プラント運転

・PLM 評価においては，実際のプラントに生じた起動・停止等の大きな温度・圧力変に伴う過渡回数は 102 オーダ程度であるのに対し、鋼動の発生回数（実績過渡回数）に基づき 60 年運転時点の過渡回数を設定し、JSME 設

種にも拠るが評価用疲労曲線は 106 オーダ以上の繰り計・建設規格および環境疲労評価手法を用いた疲労評価（含接液環境を考慮した環境

返し数に対応しており、80 年想定に際しても適用可

疲労評価）により、疲労累積係数（UF 値）が 1 未満であることを確認している。

能な体系となっている。

(補足資料原子炉圧力容器(PWR)低サイクル疲労-1)(A)

また、運転経験等の知見を反映しながら、供用期間中

なお、環境疲労評価手法においては、より合理的で信頼性のある評価とすべく最適疲検査等を継続することにより管理可能と考えられる。

知見拡充の取組み

補足資料

労曲線の見直し、環境効果補正係数（Fen）の改訂等が検討されている

・また、供用期間中検査として超音波探傷検査や漏洩試験等を実施している。40 年超の運転期間延長認可申請を実施する際には特別点検としてノズルコーナー部に対する取替困難機器（RPV・PCV・コンクリ構造物）を対象として、80年の経年劣化事象を評価する場合に、現行の評価手法・データに影響があるか考察

渦流探傷検査を行っており，異常のないことを確認している。

中性子照

下部胴等

80年を想定した評価を行うに当たり知見拡充が望まれる項目（下線部）を整理（例：照射脆化における試験片数対応）

・原子炉圧力容器に使用されている低合金鋼については，運転中に燃料の核分裂反応

80 年を想定した評価を行う場合でも、左記の取組を射脆化により発生する中性子の照射を受けるとボイドや転位ループ，溶質原子クラスタ形成

継続する（計画的な監視試験によるデータの拡充と、中性子照射脆化-1[分類③]

や粒界偏析などのミクロ組織変化が生じ，このような欠陥が存在すると材料の変形のそのデータを踏まえた評価手法見直しを実施し、評価

補足資料：原子炉圧力容器(PWR)

・原子炉圧力容器の PLM 評価例

際（転位の移動）の抵抗となり，破壊に対する抵抗（靭性）の低下が生じる。この事象

及び実機運転へ反映する）ことで、健全性を確認する

を中性子照射脆化と呼んでいる。

ことが可能と考えられる。

補足資料：原子炉圧力容器(PWR)

・これに対し実機では，JEAC4201-2007[2013 年追補版]「原子炉構造材の監視試験方法」 ただし、80 年を想定する場合には、原子炉圧力容器

中性子照射脆化-2

および「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」（以下、が受ける中性子照射量が増大する等を鑑み、以下の知・照射脆化評価範囲と構造不連「技術基準解釈」）に従い、監視試験片を計画的に取り出し、衝撃試験等を行うことに見拡充に係る取り組みを推進することが有効。

続部関係図例

よって、関連温度移行量や上部棚吸収エネルギー減少量のデータ蓄積を継続している。
(A)

(A)

補足資料：原子炉圧力容器(PWR)・なお、建設時に装荷した監視試験片の数には限りがあるため、試験片の再生、小型試80 年を想定する場合には、監視試験片を十分に確保監視試験片を十分に確保するため、使用済試験片の中性子照射脆化-3

験片の活用、監視試験取り出し計画の最適化等について検討・技術開発が進められてするために、使用済試験片の小型化再生等、試験片の小型化再生や監視試験計画の高度化等の試験片の有・監視試験片取出し要求と監視

おり、試験片の再生方法については、既に JEAC4201-2007[2013 年追補版]に規定され有効活用について検討する必要がある。

効活用 や、その試験結果のデータ検証等について

試験片数についてている。(A)（補足資料原子炉圧力容器(PWR)中性子照射脆化-3）

知見拡充を図り規格化とその適用に資する。
補足資料：原子炉圧力容器(PWR)

・蓄積したデータは適宜規格への反映が行われており、関連温度移行量の算出方法は、 (B)(B)

中性子照射脆化-4

原子力規制委員会による JEAC4201-2007[2013 年追補版]に関する技術評価書（平成 27

監視試験により蓄積したデータ等を踏まえ、関連温監視試験等による高照射領域のデータの拡充を引続

・炉型別照射量見込

年 10 月）の「６．技術評価を受けた今後の対応」も踏まえ、継続的に改善が図られて度移行量および上部棚吸収エネルギーの算出方法につき行い、JEAC4201 の適用範囲の見直しに資する。

図 2.2.1-3 取替困難機器における知見拡充整理フォーム（添付資料 2）

24©Atomic Energy Association 2022

2.2.2

知見拡充事項の整理結果

80 年の評価期間を想定した場合に，現状の PLM 評価手法・データから望まれる知見拡充事項として，原子炉圧力容器における中性子照射脆化に係る内容が 2 件抽出された。検討結果を添付資料 2 に示す。また，抽出された中性子照射脆化に係る内容を表 2.2.2-1 に示す。
表 2.2.2-1 80 年の評価期間を想定した場合に望まれる知見拡充事項
事象
原子炉圧力容器
中性子照射脆化

概要＜照射脆化予測式の適用上限の見直し＞
現行の JEAC4201*1 における関連温度移行量及び上部棚吸収エネル
ギー減少率の予測式には中性子照射量の適用上限がある。
80 年の評価期間を想定する場合は，個別プラントの稼働率や中性子束に依存するものの，適用上限を超える照射量を受けるプラントが現れる可能性があり，引続き監視試験等による高照射領域のデータの拡充を行い，必要に応じ JEAC4201 の適用範囲上限の拡大に資する。
＜監視試験片再生等＞
監視試験片の取り出しは技術基準規則*2，JEAC4201 及び運転期間延長認可制度に基づき実施されているが，建設時に装荷した監視試験
片数には限りがある。
80 年を想定する場合には，監視試験片再生に加えて，より小型化する事で監視試験片データ数を十分に確保すべく，使用済試験片の小型化再生や監視試験計画の高度化等の試験片の有効活用や，その試験結果のデータ検証等について検討する必要がある。
＊1：原子炉構造材の監視試験方法（JEAC4201-2007[2013 年追補版]）＊2：実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則

25©Atomic Energy Association 2022

3.

まとめ
本レポートでは物理的な経年劣化に関する取組として，複数の 80 年認可が行われている米国最新知見を参考に，今後の更なる安全な長期運転に向けて考慮すべき経年劣化
事象を整理し，また，取替困難機器については，60 年を超える評価期間を想定した場合の知見拡充事項について整理・抽出し，各々から整理・抽出された事項について検討を実施した。
米国調査については引続き「Modified」事項について調査を継続しつつ，本レポートで検討した結果については，ATENA は以下のとおり学協会，研究主体，事業者へ提言等を実施する。


米国最新知見を参考に検討した 60 年を超えた際に考慮すべき経年劣化事象の整理結果のうち，附属書 D に記載がない 3 事項については，PLM 実施基準への反映の検討について，日本原子力学会へ提言を行っていく。



取替困難機器における 60 年を超える経年劣化評価の知見拡充が必要な照射脆化に関する事項（2 件）については，PLM 研究推進会議（電力中央研究所，事業者，メーカー等にて構成される会議体）に対し，必要な研究の計画・実施を要請
するとともに，進捗をフォローしていく。



事業者に対しては，本レポートの知見を提供し，高経年化対策での活用を促す。

26©Atomic Energy Association 2022

参考文献
（1） NRC，NUREG-2191，“Generic Aging Lessons Learned for Subsequent License
Renewal（GALL-SLR）Report”，Volume 1，February 2017.
（2） NRC，NUREG-2191，“Generic Aging Lessons Learned for Subsequent License
Renewal（GALL-SLR）Report”，Volume 2，February 2017.
（3） NRC，NUREG-2192，“Standard Review Plan for Review of Subsequent License
Renewal Applications for Nuclear Power Plants”，February 2017.
（4） NRC，NUREG-1800，“Standard Review Plan for Review of License Renewal
Applications for Nuclear Power Plants”，Revision 2，December 2010.
（5） NRC，NUREG-1801，“Generic Aging Lessons Learned（GALL）Report”Revision2，December 2010.
（6） NRC，NUREG-2221，“Technical Bases for Changes in the Subsequent License
Renewal Guidance Documents NUREG–2191 and NUREG–2192”，December 2017
（7） Ageing Management for Nuclear Power Plants: International Generic Ageing
Lessons Learned (SRS No.82)（8） NRC，LR-ISG-2011-03，“CHANGES TO THE GENERIC AGING LESSONS LEARNED (GALL)REPORT REVISION 2 AGING MANAGEMENT PROGRAM XI.M41，“BURIED AND NDERGROUNDPIPING AND TANKS””（9） 日本原子力学会，「原子力発電所の高経年化対策実施基準：2021（AESJ-SCP005:2021）」（10）原子力安全推進協会，「BWR 炉内構造物点検評価ガイドライン [炉心支持板]（第 3版）（JANSI-VIP-28-第 3 版）」
（11）日本電気協会，「原子炉構造材の監視試験方法（JEAC4201-2007[2013 追補版]）」

27©Atomic Energy Association 2022

添付資料 1

米国 SLR-SRP の最新知見を反映した経年劣化事象と知見拡充事項

添付資料 2取替困難機器の経年劣化評価と知見拡充事項

別添

経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項

補足資料

28

©Atomic Energy Association 2022

添付資料 1

米国 SLR-SRP の最新知見を反映した
経年劣化事象と知見拡充事項

29©Atomic Energy Association 2022

米国知見を参考にした経年劣化事象一覧表（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

1

経年劣化事象定 義
詳細ﾓｰﾄﾞ 区分事象
減肉 摩耗 ｱﾌﾞﾚｯｼﾌﾞ 摩擦面の一方が硬い物体であ摩耗る場合及び摩擦面間に硬い異物が介在した場合に生じる微小な切削作用によって生じる摩耗

軽水炉で
考慮すべき
事象
要否
○

否の
理由

使用材料ごとに想定される経年劣化事象

要否ｽﾃﾝﾚｽ鋼 異物混入した際の回転機器のシール部 構造上摩擦及び滑りが考えられる部位にﾆｯｹﾙ基 等で問題となることが考えられる。材料の ついて想定要
合金
組み合わせ，異物混入等が影響する。
炭素鋼
低合金
進行の程度は材料の組み合わせ，雰 構造上摩擦及び滑りが考えられる部位に鋼
囲気，荷重，速度等で異なるが，回 ついて想定要
銅合金
転機器の軸受部及び弁シート部等の滑 フランジとボルトの接触部等，保全に伴いり部が対象となる。PWRの炉内構造物 発生することも考慮して要否判断をするこ等の流体振動による摩擦面も対象とな と（IGALL）
る。

○

摩耗

○

・左記NUREG-2192の状況に対し国内でも代表プラントで摩耗量確認を実施―の上で、順次PLMにて対象に挙げ評価
している。

―

主要
材料

発生部位と要因

想定要否の検討○

腐食摩耗 化学反応又は電気化学反応によってできた反応生成物が摩擦によって除去される。これを繰返して生じる摩耗○

高温及び腐食性雰囲気にさらされる滑 構造上摩擦及び滑りが考えられる部位にり部で問題となることが考えられる。
ついて想定要○疲労摩耗 接触する個体間に微小な振動等によって繰返し応力を受けた
疲労破壊によって生じる表面の摩耗○

部材の面圧及び相対すべりの大きさが 構造上摩擦及び滑りが考えられる部位に支配的となり，微小な間隙を有し，一 ついて想定要方の部位が流体等によって振動を励起される部位等で問題となることが考えられる。

○

全面腐食 局部電池作用によって表面一様に錆が発生する腐食○ｽﾃﾝﾚｽ鋼 腐食性の環境にさらされる部位で問題と 大気環境及び水質管理されている環境（炉水，給復水，冷却水等）では，不ﾆｯｹﾙ基 なることが考えられる。
合金
腐食性の強い環境及び温度が高い場 動態皮膜が形成されているため有意な全合に加速される。
面腐食が生じないことが確認されており想
定不要

×

水質管理されていない環境にある部位については想定要
海水環境及び屋外環境等の腐食性雰囲
気環境にある部位について想定要（IGALL）

腐食性の環境にさらされる部位で問題と 防錆剤の注入された環境以外の環境にあなることが考えられる。
る部位について想定要
腐食性の強い環境及び温度が高い場 防錆剤の注入された環境（冷却水系統合に加速される。
設備）では有意な腐食が生じないことが確認されているが想定要56

全面腐食 局部電池作用によって表面一様に錆が発生する腐食○60年想定での経年劣化評価状況

経年劣化
事象の分
類

4

腐食

米国NUREG-2192との比較

凝着摩耗 滑り部，摩擦面の実接触部における微視的な凝着に起因する
摩耗
2

3

ATENAレポート

炭素鋼
低合金
鋼
銅合金

米国NUREG-2192のNew項目概要

附属書D記載包含判断根拠

60年想定における評価内容／状況*2

・目視点検などの実機保全によって劣化傾向を把握。

想定される設備／部位*2―

・国外PWRにおいてPWR制御棒駆動機構（CRD）ノズル及び同サーマルスリーブの摩耗が認め 附属書Ｄには、SLR記載の摩耗（疲労摩られており、SLR-SRPの劣化管理項目の追加評価に同部位の摩耗が新規に組み込まれた。
耗）-材料-環境の組合せがあるものの、SLRには、特定の設備・部位（PWRの制・原子炉一次系、中性子束に晒される PWR原子炉容器の内部構造物の疲労摩耗、疲労割
御棒駆動機構ノズル及びサーマルスリーブ）
れ、熱時効、中性子照射による靭性低下、照射下クリープ、スウェリング（体積膨張）に関して、 の疲労摩耗が記載されていることから、附属プラントの80年運転を通して経年劣化による影響と経年劣化事象の評価をカバーするために
書Dへの追加検討が必要な候補として抽出
NUREG-1801 Rev. 2のAMP XI.M16A「PWR炉内構造物」において引用されているMRP- した。
227-A が更新された。

―○

・ステンレス鋼、ニッケル合金のクロージャ―ボルト、配管、配管部品で、処理水、ホウ酸水、原水、 附属書Ｄには、米国調査で抽出された腐食 ・目視点検などの実機保全によって劣化
排水、空気，外気，結露と潤滑油に曝された時の全面腐食が劣化管理項目に追加された。
（全面腐食）-材料-環境の組み合わせを包 傾向を把握。
含した項目が記載されている。*1―○

・鋼、銅合金のボルトや部品、配管、その他の機器で、空気、結露、処理水、ホウ酸水、原水、排 附属書Ｄには、米国調査で抽出された腐食 ・目視点検などの実機保全によって劣化
水、潤滑油に曝された時の全面腐食に対する管理が劣化管理項目に追加された。
（全面腐食）-材料-環境の組み合わせを包 傾向を把握。
含した項目が記載されている。*1
・鉄鋼、銅合金のボルト、配管及びその他機器で土壌もしくはコンクリート、地下環境に曝される場
合の全面腐食について劣化管理項目が追加された。

―

腐食

・鋼製機器で処理水、ホウ酸水、原水に曝される場合の全面腐食について、点検よる対応が追加された。

7・処理水、原水にさらされる鋼製部品の一般的な腐食による長期的な材料の損失に関するもの
で、これらの経年劣化による材料損失の検出には特別点検による検出が適切であると結論付けられた。また、50年から60年の期間内に代表的なサンプルの肉厚測定が行われた場合には、特別点検を免除する規定を盛り込まれた。
＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
30©Atomic Energy Association 2022

米国知見を参考にした経年劣化事象一覧表（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象定 義
詳細ﾓｰﾄﾞ 区分事象
減肉 腐食 異種金属 腐食電位が大きく異なる２種類
接触腐食 の金属が電解質中で電気的に接触されている時，腐食電位の違いによって生じる腐食8

孔食

材料表面の不動態膜の破壊によって生じる局部的腐食

ATENAレポート

軽水炉で
考慮すべき
事象
要否
○

○

否の
理由

米国NUREG-2192との比較

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

想定要否の検討

要否

経年劣化
事象の分
類

屋外環境及び海水環境等の腐食性雰囲気にあり，異種金属の電気的接触が考えられる部位については想定要○

腐食

海水環境及び屋外環境等の腐食性雰囲
気環境にある部位について想定要
金属溶解箇所が拡大していく腐食形態 （IGALL）
であり，水質（塩化物イオン濃度，溶
存酸素濃度），温度等によって加速される。

○

発生部位と要因

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 腐食性雰囲気環境に置かれている，ﾆｯｹﾙ基 異種金属の電気的な接触のある部位
合金で問題となることが考えられる。
炭素鋼 腐食電位差，導電率，温度等によっ
低合金 て加速される。
鋼
通常塩化物を含む水環境に置かれた銅合金 不動態金属の自由表面上に凹み状の

9

米国NUREG-2192のNew項目概要

60年想定での経年劣化評価状況

附属書D記載包含判断根拠

60年想定における評価内容／状況*2

想定される設備／部位*2

・目視点検などの実機保全によって劣 ―化傾向を把握。

・ステンレスを含む鉄鋼，ニッケル基合金，銅合金の配管及びその他機器が室内空気，外気，
結露環境、処理水、ホウ酸水、原水、排水、潤滑油に晒される場合の一般的な孔食，隙間腐食が原因となる材料の減損が劣化管理項目に追加された。また、一部追加評価に改定が加えられた。

附属書Ｄには、米国調査で抽出された腐食 ・目視点検などの実機保全によって劣化（孔食）-材料-環境の組み合わせを包含し 傾向を把握。
た項目が記載されている。*1―

・ステンレス、スーパーステンレスを含む鉄鋼，ニッケル基合金，銅合金の配管、タンク、クロージャ―
ボルトが土壌、コンクリート）に晒される場合の一般的な孔食，隙間腐食が原因となる材料の減損が劣化管理項目に追加された。
・ステンレス鋼製のタンクについて、土壌やコンクリートと接する境界面での孔食、すきま腐食による材料の損失を経年劣化事象として定期検査あるいは特別点検を推奨することが劣化管理プログラムに追加された。
・アルミニウム製の配管、配管機器、タンクで空気、結露環境、原水、廃水、処理水環境に曝さ 附属書Dには、米国調査で抽出されたアルミ ＜アルミニウム合金の孔食＞
プール型容器れる場合の局部腐食について、劣化管理項目に追加され、新たな追加評価が組み込まれた。
ニウム合金の腐食（孔食）について記載が ・左記のNUREG-2192の状況に対し （プールゲー
ないことから附属書Dへの追加検討が必要 国内PLMでは、別の経年劣化事象とし ト）等
・アルミ製の配管、配管部品、タンクで土壌または、コンクリートに曝される場合の孔食や隙間腐 な候補として抽出した。
て抽出されている（日本でのアルミニウム
食について劣化管理項目が追加された。
合金使用部位の環境（構造）を考慮し隙間腐食として扱っている）。国内ではプール水中の塩素濃度管理を行って発生可能性を小さくする等の対応を行いつ
つ、ゲートパッキン取替時に目視点検などの実機保全によって劣化傾向を把握。

9-1

隙間腐食 材料表面の異物付着又は構造上の隙間部分に生じる酸素濃度濃淡電池作用あるいは金属
イオン濃度による濃度差電池作用による腐食10○ｽﾃﾝﾚｽ鋼 腐食性のある水質環境に置かれた隙間 海水環境及び屋外環境等の腐食性雰囲
ﾆｯｹﾙ基 形状を有する材料に生じる腐食形態で 気環境にあり，隙間形状を有する部位に合金あり，水質（導電率，塩化物イオン， ついて想定要（IGALL）
炭素鋼 溶存酸素等）及び隙間形状（隙間低合金 幅，隙間深さ等）等によって加速され
鋼
る。
銅合金

○

・ステンレスを含む鉄鋼，ニッケル基合金，銅合金の配管及びその他機器が室内空気，外気，
結露環境、処理水、ホウ酸水、原水、排水、潤滑油に晒される場合の一般的な孔食，隙間腐食が原因となる材料の減損が劣化管理項目に追加された。また、一部追加評価に改定が加えられた。

附属書Ｄには、米国調査で抽出された腐食 ・目視点検などの実機保全によって劣化（隙間腐食）-材料-環境の組み合わせを包 傾向を把握。
含した項目が記載されている。*1―

・ステンレス、スーパーステンレスを含む鉄鋼，ニッケル基合金，銅合金の配管、タンク、クロージャ―
ボルトが土壌、コンクリートに晒される場合の一般的な孔食，隙間腐食が原因となる材料の減損が劣化管理項目に追加された。
・ステンレス鋼製のタンクについて、土壌やコンクリートと接する境界面での孔食、すきま腐食による材料の損失を経年劣化事象として定期検査あるいは特別点検を推奨することが劣化管理プログラムに追加された。
・アルミ製の配管、タンク及びその他機器が様々な環境（室内空気，外気，結露環境、処理
水、ホウ酸水、原水、排水、潤滑油、土壌、コンクリート）に晒される場合の一般的な全面腐食，孔食，隙間腐食，微生物腐食（MIC）が原因となる材料の減損、腐食生成物，汚れ物付着による流路閉塞と熱伝達の低下、及びSCCについて劣化管理項目に追加され、新たな追加評価が組込まれた。

10-1

附属書Dには、米国調査で抽出されたアルミ ＜アルミニウム合金の隙間腐食＞
プール型容器ニウム合金の腐食（隙間腐食）について記 ・左記のNUREG-2192の状況に対し （プールゲー
載がないことから附属書Dへの追加検討が 国内PLMでは、経年劣化事象として抽 ト）等
必要な候補として抽出した。
出されている（日本での使用部位の環境（構造）を考慮し隙間腐食として扱っている）。国内ではプール水中の塩素濃度管理を行って発生可能性を小さくする等の対応を行いつつ、ゲートパッキン取替
時に目視点検などの実機保全によって劣化傾向を把握。

＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
31©Atomic Energy Association 2022

米国知見を参考にした経年劣化事象一覧表（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象詳細ﾓｰﾄﾞ 区分事象
減肉 腐食 ほう酸腐
食定

ATENAレポート

軽水炉で
考慮すべき
事象

義
要否

否の
理由

米国NUREG-2192との比較

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

想定要否の検討

要否

経年劣化
事象の分
類

水に添加しているほう酸が濃縮
して水が酸性になって生じる腐
食

○

炭素鋼
低合金
鋼

金属が溶けたような腐食形態となる特徴があり，発生箇所はほう酸が濃縮される箇所に限られる。（IGALL）

フランジ部等から内部流体（ほう酸水）の漏えいが認められた場合等については想
定要

○

腐食

ｱﾝﾓﾆｱｱﾀｯ 銅合金が腐食環境（酸素，ｱｸ
ﾝﾓﾆｱの侵入）において銅成分が溶出して生じる腐食○

銅合金

銅合金の腐食環境（酸素，ｱﾝﾓﾆｱの 銅合金製の伝熱管を用い，かつ，運転侵入）部位においては長期間の運転で 圧力が大気圧以下，かつ，蒸気凝縮器
銅成分が溶出しｱﾝﾓﾆｱｱﾀｯｸが生じる可 である部位は想定要能性がある。

○

腐食

流れ加速 材料，流体の流れ，環境の因型腐食子が重なり合って生じる，腐食(FAC)／ｴ と物理作用の相乗効果による
ﾛｰｼﾞｮﾝ･ｺ 減肉ﾛｰｼﾞｮﾝ○ｽﾃﾝﾚｽ鋼 比較的高速の液流れに接する材料にﾆｯｹﾙ基 生じる局部腐食であり金属に耐食性を合金与えている酸化皮膜が機械的力によっ
低合金 て剥がれて，下地金属が直接に腐食
鋼性環境にさらされるためと考えられ，流速，水質，温度，酸素濃度等によって加速される。

ｽﾃﾝﾚｽ鋼は，低温（300℃以下）で低流速（10数m/s以下）の環境の部位であれば有意なFAC／エロージョン・コロージョ
ンが起こらないので想定不要
ニッケル基合金はステンレス鋼に比べて耐FAC性／耐エロージョン・コロージョン性が優れていることから同様の環境の部位であれば想定不要低合金鋼は耐FAC性／耐エロージョン・コ
ロージョン性に優れているため想定不要

×

流れ加速 材料，流体の流れ，環境の因型腐食子が重なり合って生じる，腐食(FAC)／ｴ と物理作用の相乗効果による
ﾛｰｼﾞｮﾝ･ｺ 減肉ﾛｰｼﾞｮﾝ○

炭素鋼
銅合金

比較的高速の液流れに接する材料に生じる局部腐食であり金属に耐食性を与えている酸化皮膜が機械的力によって剥がれて，下地金属が直接に腐食性環境にさらされるためと考えられ，流速，水質，温度，酸素濃度等によって加速される。

①炭素鋼
日本機械学会発電用設備規格配管減肉管理に関する技術規格にて，管理対象とされている系統について想定要②銅合金
熱交換器の伝熱管について想定要○選択腐食 合金中の卑金属成分のみが微
視的局部電池によって選択的に溶出する形態の腐食

○

銅合金
鋳鉄

海水等の電解質溶液中の合金において 海水系統設備で使用される銅合金，鋳発生する。
鉄等について想定要
材質，導電率等が影響する。

○

微生物腐 微生物の活動の結果放出され食る物質による局所的な腐食性
環境によって発生する腐食○ｽﾃﾝﾚｽ鋼 硫酸バクテリアは水中の硫化水素及び 滞留している密閉型容器等について想定
ﾆｯｹﾙ基 チオ硫酸塩あるいは硫黄を酸化して硫 要（IGALL）
合金
酸を作り，このときに生じるエネルギーを
炭素鋼 利用して生活している。この結果生成さ低合金 れる硫酸によって水は強酸性となって著鋼
しい腐食を起こす。
銅合金 その他に，鉄バクテリア，水素バクテリ
ア，硫酸塩還元バクテリア，ニトロバク
テリア等が腐食を発生させる。

○

酸によっ 雑固体焼却炉，DG等では，被燃焼 雑固体焼却炉，DG，ボイラ等，排気ガて腐食さ 物（燃料）に含まれる硫黄等が燃焼に スに腐食性ガスを含む機器の排気系部位
れる材料 よって腐食性排気ガス（SO3，HCl）と について想定要して炉外に排出され，温度低下時にガスが結露し，酸露点腐食が発生することが考えられる。

○

11

減肉 腐食
12

13

14

15
減肉 腐食

16

17

露点腐食 腐食性ガス（SO3，HCl）が低温部で硫酸及び塩酸となって凝縮することによって発生する腐食○

米国NUREG-2192のNew項目概要

60年想定での経年劣化評価状況

附属書D記載包含判断根拠

60年想定における評価内容／状況*2

想定される設備／部位*2・原子炉冷却材にさらされる鋼鉄製の蒸気発生器（SG）チャネルヘッド及びチューブシートのホ 附属書Ｄには、SLR記載の腐食（ほう酸腐 ・目視点検などの実機保全によって劣化 ―ウ酸腐食による材料の減損（経年劣化事象）を管理するために使用できる一連の劣化管理項 食）-材料-環境の組合せがあるものの、傾向を把握。
目を提供するため、NUREG-2191（GALL-SLR）、NUREG-2192（SRP-SLR）に新 SLRには、特定の設備・部位（蒸気発生器
規劣化管理項目が創設された。
のチャネルヘッド及びチューブシート）の原子 ＜PWR＞
炉冷却材に曝されたほう酸腐食が記載され ・左記NUREG-2192の状況に対し、国ていることから、附属書Dへの追加検討が必 内の蒸気発生器では原子炉冷却材が2要な候補として抽出した。
次側へ流入しない様に、伝熱管の検査を実施の上で必要に応じ施栓を実施しているため、炭素鋼／低合金鋼製の2次側構成品は原子炉冷却材に曝されない。
・目視点検などの実機保全によって劣化傾向を把握。

―

・目視点検などの実機保全によって劣化 ―傾向を把握。（配管FACは肉厚測定）

腐食・銅合金（15%以上のZnまたは8%以上のAl）の配管及び配管部品について、土壌環境での 附属書Ｄには、米国調査で抽出された腐食
選択的な溶解による材料の損失が劣化管理項目に追加され、埋設された銅合金製機器の管理 （選択腐食）-材料-環境の組み合わせを包が推奨された。
含した項目が記載されている。*1―・鋼、ステンレス鋼、ニッケル合金、銅合金のクロージャ―ボルトで、様々な水環境（処理水、ホウ 附属書Ｄには、米国調査で抽出された腐食 ・目視点検などの実機保全によって劣化
酸水、原水、排水）と潤滑油に曝された時の微生物腐食（MIC）に対する管理を劣化管理項 （微生物腐食）-材料-環境の組み合わせを 傾向を把握。
目に追加された。
包含した項目が記載されている。*1―

・ステンレス、スーパーステンレスを含む鉄鋼，銅合金の配管、タンク、クロージャ―ボルトで土壌、コンクリート、地下環境に曝される場合の微生物腐食（MIC）について劣化管理項目に追加された。
・ステンレス鋼製のタンクについて、土壌やコンクリートと接する境界面での孔食、すきま腐食、MICによる材料の損失（土壌のみ）を経年劣化事象として定期検査あるいは特別点検を推奨することが劣化管理プログラムに追加された。
―（高温） 高温の酸化性気体との接触に○炭素鋼 燃料を燃焼させている様な高温となる部 ボイラ等で高温にさらされる部位について想 ○酸化
よって化学的に反応して表面にｽﾃﾝﾚｽ鋼 位において発生することが考えられる。 定要
18
酸化物皮膜を生じ，皮膜のき裂，はく離によって進行していく
腐食＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載―

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
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第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象詳細ﾓｰﾄﾞ 区分事象
減肉 腐食 硫化定

ATENAレポート

軽水炉で
考慮すべき
事象

義

米国NUREG-2192との比較

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要
材料

要否

経年劣化
事象の分
類

－

－

腐食

発生部位と要因

想定要否の検討

高温の硫黄化合物を含む環境
で金属が硫化物を生じる消耗

×

否の
理由
A

浸炭

高温のCO／CO2や炭化水素雰囲気で母材内に金属炭化物が生成することによる靭性の低
下

×

A

－

－

－

－

窒化

高温のNH3雰囲気中で母材内に金属窒化物が生成することによる靭性の低下

×

A

－

－

－

－

ハロゲン化 金属がハロゲンガス中においてハ
ロゲン化合物となり，それが揮発することで生じる腐食

×

A

－

－

－

－

×

A

－

－

－

－

23

油灰腐食 金属材料がバナジウム化合物を含む高温状態の燃焼灰との接触による酸化で生じる腐食

×

A

－

－

－

－

24

溶融塩腐 溶融塩との接触によって拡散溶
食解，イオン・錯塩の溶出及び質量移行を生じる腐食

×

A

－

－

－

－

25

溶融金属 固体金属の溶融金属（液体
接触脆化 金属）との接触による強度の低下ｷｬﾋﾞﾃｰｼｮ 流速の差がある条件下においﾝて，高速部で発生したｷｬﾋﾞﾃｰ
ｼｮﾝの崩壊によって生じる浸食○

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 ポンプの羽根車等で流体と機械構成部 キャビテーションの発生が想定される部位
ﾆｯｹﾙ基 分との相対速度が大きくなって，その場 （ポンプ羽根車，高差圧減圧装置下流
合金
所の静圧が下がり液の蒸気圧程度にな 部）について想定要
炭素鋼 るとき，そこに生じる局部的な沸騰に低合金 よって液の蒸気で満たされた小さな気泡
鋼が発生し，下流の静圧の比較的高い
銅合金 場所で急激に消滅して生じる大きな衝
撃圧で材料が損傷を受ける事象であり，流速，材質（硬さ）等によって加
速される。

○

液滴衝撃 液体又は固体粒子の衝突によ
ｴﾛｰｼﾞｮﾝ る機械的作用によって生じる減（LDI） 肉／ｴﾛｰｼﾞｮ
ﾝ○

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 高速流の水蒸気から凝縮して小滴が生 小滴が生じるような高速の水蒸気にさらさ
ﾆｯｹﾙ基 じるような状態に置かれた部位は，液 れる部位（タービン羽根部）及び高減圧
合金滴の衝突によって材料に損傷を生じる。 部で流速が大きくなる部位は想定要
炭素鋼 又，タービンの水蒸気から凝縮した水は
低合金 固定羽根の後縁から小滴となって蒸気鋼に同伴され，高速回転している回転羽銅合金 根に衝突して損傷をもたらす。
ﾁﾀﾝ,ﾁﾀﾝ 高減圧部で流速が大きくなる部位は減合金
肉が発生する可能性がある。
BWRの復水器細管の表面に発生する（ドロップレットエロージョン）。

○

19

20

21

22

減肉 エロー
ジョン

要否

26

27

－

－

腐食

米国NUREG-2192のNew項目概要

60年想定での経年劣化評価状況

附属書D記載包含判断根拠

60年想定における評価内容／状況*2

想定される設備／部位*2

・目視点検などの実機保全によって劣化傾向を把握。

―

・目視点検などの実機保全によって劣化傾向を把握。

―＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
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第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象定 義
詳細ﾓｰﾄﾞ 区分事象
割れ 疲労 疲労割れ 繰返し応力によって静的強度より低い応力で生じる破壊

ATENAレポート

軽水炉で
考慮すべき
事象
要否
○

否の
理由

米国NUREG-2192との比較

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

想定要否の検討

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 疲労強度は材料，形状，応力状態 設計条件及び過去の運転実績に基づ
ﾆｯｹﾙ基 及び環境によって影響を受ける。環境の き，工学的判断による評価上厳しい部位
合金
影響については高温水環境の方が大気 について想定要
炭素鋼 環境に比べて疲労強度が低下すること
低合金 が知られている。
熱成層が生じるような配管において想定
鋼
疲労評価はS-N曲線をベースに行う。 要
銅合金 熱成層が生じる箇所において，その変動によって割れ発生の可能性がある。
高低温流体合流部等において想定要
高低温流体合流部等の温度ゆらぎが生じる部位では，高サイクル熱疲労割 小口径管台，ポンプ主軸，熱交換器伝れによる割れ発生の可能性がある。
熱管等において想定要
小口径管台，ポンプ主軸，熱交換器
伝熱管等の繰返し応力が発生する部
位は高サイクル疲労割れの可能性があ
る。

要否
○

経年劣化
事象の分
類

米国NUREG-2192のNew項目概要

60年想定での経年劣化評価状況

附属書D記載包含判断根拠

60年想定における評価内容／状況*2

想定される設備／部位*2

疲労割れ ・原子炉一次系、中性子束に晒される PWR原子炉容器の内部構造物の疲労摩耗、疲労割
れ、熱時効、中性子照射による靭性低下、照射下クリープ、スウェリング（体積膨張）に関して、プラントの80年運転を通して経年劣化による影響と経年劣化事象の評価をカバーするために
NUREG-1801 Rev. 2のAMP XI.M16A「PWR炉内構造物」において引用されているMRP227-A が更新された。

附属書Ｄには、SLR記載の疲労（疲労割 ①低サイクル疲労①クラス1機れ）-材料-環境の組合せがあるものの、・JSME「設計建設規格」及びJSME「環 器他
SLRには、特定の設備・部位（ＢＷＲ制御 境疲労評価手法」*に基づき、実績過渡棒駆動機構リターンライン配管）の疲労割 回数を踏まえた60年想定時の疲労累積れが記載されていることから、附属書Dへの 係数を算出して健全性を確認。
追加検討が必要な候補として抽出した。
・鉄鋼及びステンレススチール製の原子炉冷却水にさらされる配管、配管部品（再ルーティングされ＜PWR＞
た制御棒駆動用戻りラインと、原子炉冷却水にさらされる原子炉圧力容器に戻りラインのフローを・この際、運転操作型熱成層が懸念され供給する入口配管システムとの溶接接続部）の繰り返し荷重負荷による亀裂に関し、NUREGる機器（PWRの加圧器、蒸気発生器
2191の表とNUREG-2192の表に新規劣化管理項目が創設された。
等）については、熱成層の影響を加味して疲労累積係数を算出。
＜BWR＞
・左記NUREG-2192の状況に対し国内
では、新規制基準対応申請済及び申請予定のBWRプラントにおいては当該事象を念頭においた対策を実施済。
②高サイクル熱疲労（高低温水合流
②高低温水
型）
合流部（配
・配管についてはJSME「配管の高サイクル 管、炉内構
熱疲労に関する評価指針」に基づき有意 造物 他）
な温度変動が生じないことを確認。有意な温度変動が生じる箇所については、実績過渡回数を踏まえた60年想定時の疲
労累積係数を算出して健全性を確認。
・その他機器についても、設計上有意な温度変動が生じないことを確認。

28③高サイクル熱疲労（キャビティフロー型 ③１次冷却
熱成層）
材管の分岐
・JSME「配管の高サイクル熱疲労に関す 管る評価指針」に基づき、構造健全性上有意な温度変動の発生を回避できることを確認。
④高サイクル熱疲労（弁グランドリーク型 ④１次冷却熱成層及び弁シートリーク型熱成層）材管の閉塞
・定期的に隔離弁の分解点検を実施し、 分岐管等
弁からの有意なリークを防止。
・二次給水または蒸気に晒されている（配管支持板の位置にある）PWRニッケル合金蒸気発生 附属書Ｄには、米国調査で抽出された疲労 ⑤高サイクル疲労（振動）⑤小口径管器配管内の水流によって生じる振動や高サイクル疲労による亀裂（経年劣化事象）を管理する （高サイクル疲労）-材料-環境の組み合わ ・設計上有意な振動が生じないことを確 台、温度計
ためにGALL-SLRレポート劣化管理プログラム XI.M2「水化学」、及び劣化管理プログラム
せを包含した項目が記載されている。
認。（温度計ウェル等はJSME配管内円 ウェル、ポンプ
XI.M19、「蒸気発生器」を参照する劣化管理項目が新設された。
柱状構造物の流力振動評価指針を使用 主軸、熱交
して確認）
換器伝熱管
等

29

腐食疲労 腐食性環境中において腐食部を起点とした繰返し応力によって静的強度より低い応力で生じる破壊○

腐食環境にあり繰返し応力を受ける部 孔食等の生じる腐食性環境中で繰返し位について，腐食部を起点として破壊 応力を受ける部位について想定要を生じることがある。

○

・腐食性環境においては、起点となる孔食 左記条件に等に対し健全性評価を実施し実機保全 合致する機を主に対応。
器・配管等
・なお炉水中においては、上記疲労割れを想定する中で環境因子を考慮して評価を実施。（例：クラス1機器の環境疲労）＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
34©Atomic Energy Association 2022

米国知見を参考にした経年劣化事象一覧表（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

30

経年劣化事象定 義
詳細ﾓｰﾄﾞ 区分事象
割れ 疲労 ﾌﾚｯﾃｨﾝｸﾞ 互いに押しつけられ，接触して疲労いる２物体が相対的に微小振幅の繰返しすべり運動をしており，さらに接触面に外部荷重に起因する繰返し応力が作用した時に生じる疲労損傷

ATENAレポート

軽水炉で
考慮すべき
事象
要否
○

否の
理由

米国NUREG-2192との比較

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

想定要否の検討

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 PWRのポンプの主軸（ｽﾃﾝﾚｽ鋼）や蒸 2物体の面圧が19.6MPa
ﾆｯｹﾙ基 気発生器（ｲﾝｺﾈﾙ）において過去に損 （2kgf/mm2）以上で，かつ相対すべり合金
傷が認められている。従来知見では面 が発生する部位について想定要
炭素鋼 圧が19.6MPa（2kgf/mm2）以上と インペラとの接合が焼きばめのポンプの主軸
低合金 高く，かつ相対すべりが発生する部位で は想定要鋼
発生の可能性がある。
銅合金

2物体の面圧が19.6MPa

要否

経年劣化
事象の分
類

○

疲労割れ

米国NUREG-2192のNew項目概要

60年想定での経年劣化評価状況

附属書D記載包含判断根拠

60年想定における評価内容／状況*2

想定される設備／部位*2ポンプ主軸
・構造上ないし設計上有意な応力/回数が発生しないことを確認，もしくは，定期的な分解点検時に検査を実施し割れの無い事を確認。

・焼きばめ軸でかつ曲げ応力が作用する
両持ちポンプの主軸＜PWR＞
蒸気発生器（伝熱管）
・蒸気発生器伝熱管のフレッティング疲労は、起因事象が伝熱管の減肉であるため、定期的な渦流探傷検査により傾向監視。
×2（2kgf/mm ）未満，又は相対すべりが発生しない部位については想定不要

31

32

33

割れ SCC

応力腐食 材料の腐食感受性と作用応力
割れ
並びに腐食環境が重なり合った
条件で起こる割れ（粒界割
れ，貫粒割れを含む）○

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 粒界型SCC：低炭素化されていない ①BWR，PWR使用環境において，オーステナイト系ステンレス鋼において， 100℃未満の条件では想定不要
引張り残留応力が高く，Cr欠乏（鋭②BWR環境で100℃以上の流体と接液敏化域）がみられる溶接熱影響部でし，は，高温環境中でSCCが確認されてい・低炭素オーステナイト系ステンレス鋼で表る｡（鋭敏化域）
面硬化層の存在が否定できない部位につまた，低炭素オーステナイト系ステンレ
いて想定要ス鋼では，強加工された加工硬化部で・低炭素化されていないオーステナイト系ス
高い引張残留応力の表面硬化層にテンレス鋼では，引張り残留応力が高く，
SCCが確認されている。
材料中にCr欠乏（鋭敏化域）がみられる溶接熱影響部等の高残留応力部で想定要③PWRの一次系環境で，溶存酸素濃

×

応力腐食
割れ

○

・蒸気に晒されるステンレス製配管及び配管機器に関し、SCCが劣化管理項目に追加された。

附属書Ｄには、米国調査で抽出された応力 ・対象部については適宜ISI等の点検を実 炉内構造
腐食割れ-材料-環境の組み合わせを包含し 施し、炉心シュラウド等については、ウォー 物，配管等た項目が記載されている。*1
タージェットピーニング法等による応力改善を実施している。

×-9

度を5×10 （5ppb）以下，塩化物イ
オン濃度を0.05×10-6（0.05ppm）以下に管理しており，④以外の条件下では
SCC発生の可能性が極めて小さいことから
想定不要

34

35

④PWRの一次系環境で閉塞部位等一
時的に酸素濃度が高くなる部位について
想定要○・高温かつ溶存酸素濃度が高くなる部位 左記条件にについて、耐応力腐食割れ性に優れた材 合致する機料への取替を実施。
器・配管等⑤100℃以下の条件であっても，水質中に苛性ソーダ等が添加されており，アルカリ環境となっている場合には想定要○・内部流体が苛性ソーダの機器については 格納容器ス
評価対象として抽出の上で、使用材料- プレイ系統
使用温度-NaOH濃度からなる文献の応
力腐食割れ発生条件と実機使用条件を比較して、個別機器毎に応力腐食割れ
可能性が低いことを確認。

36＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
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米国知見を参考にした経年劣化事象一覧表（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象定 義
詳細ﾓｰﾄﾞ 区分事象
割れ SCC 応力腐食 材料の腐食感受性と作用応力
割れ
並びに腐食環境が重なり合った
条件で起こる割れ（粒界割
れ，貫粒割れを含む）

ATENAレポート

軽水炉で
考慮すべき
事象
要否

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

想定要否の検討要否

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 貫粒型SCC：オーステナイト系ステンレ ①BWRの炉水は溶存酸素濃度を0.2×
ス鋼は塩化物イオンが存在する水溶液 10-6(0.2ppm)以下，塩化物イオン濃中で貫粒型SCCが生じやすい。又，大 度を0.1×10-6(0.1ppm)以下で管理し気接触側において，海塩粒子が付着 ており，この条件下ではSCC発生の可能
し，塩分の濃縮が起きている部位につ 性が極めて低いことから想定不要
いても，同様に貫粒型SCCが確認され②PWR一次系環境は溶存酸素濃度を5ている。（建設後に機器表面に塩素を×10-9(5ppb)以下，塩化物イオン濃度
含有するテープ等を貼り付け，その塩分を0.05×10-6(0.05ppm)以下に管理しが熱サイクルを経る等によって濃縮したており，⑤以外の条件下ではSCC発生の表面においても同様である）
可能性が極めて小さいことから想定不要

×③炉水環境以外で温度が50℃以下の部
位は想定不要×○40④BWRの炉水使用環境以外で，局所的に塩素濃度が高い部位については想定
要

○

41

⑤PWR一次系環境で閉塞部位等一時的に塩素濃度が高くなる部位については
想定要⑥ｵｰｽﾃﾅｲﾄ系ｽﾃﾝﾚｽ鋼の配管・機器で，海塩粒子にさらされたり，屋外設備及び屋内設備のうち外気が直接流入する扉等の近傍にある設備等で塩分を含む大気にさらされているもの，あるいは，表面に塩分を含むﾃｰﾌﾟが貼り付けられ，濃縮作用を受ける可能性のある部位については想
定要

○

37

38

○

否の
理由

米国NUREG-2192との比較
経年劣化
事象の分
類

附属書D記載包含判断根拠

60年想定における評価内容／状況*2

想定される設備／部位*2

応力腐食
割れ

×

39

42

米国NUREG-2192のNew項目概要

60年想定での経年劣化評価状況

・ステンレス鋼製の配管、配管機器、タンクで、60℃以上の廃水に晒された場合のSCCについて劣 附属書Ｄには、米国調査で抽出されたSCC
化管理項目に追加された。
（応力腐食割れ）-材料-環境の組み合わせを包含した項目が記載されている。*1
・ステンレス鋼製の熱交換器伝熱管で、60℃以上の処理水に晒された場合のSCCについて劣化
管理項目に追加された。

・ステンレス鋼の配管、タンク等の機器が様々な環境（室内空気，外気，結露環境、処理水、ホ 附属書Ｄには、米国調査で抽出されたSCC
ウ酸水、原水、排水、潤滑油、土壌、コンクリート）に曝された場合ののSCCに対する対応につい （応力腐食割れ）-材料-環境の組み合わて劣化管理項目に追加された。
せを包含した項目が記載されている。*1
・ステンレス鋼の配管、タンク等の機器が様々な環境（室内空気，外気，結露環境、処理水、ホウ酸水、原水、排水、潤滑油、土壌、コンクリート）に曝された場合のSCCに対する対応について
劣化管理項目に追加された。

・局所的に塩素濃度が高くなる可能性が 左記条件にある部位については、定期的な点検／材 合致する機
料変更／構造変更等の保全対応を実器・配管等施。
・屋外機器は、塗膜または防水措置（保温）により塩分の付着を防止。
・屋内設備のうち外気が直接流入する扉
屋外機器等
等の近傍については、塩分濃度を測定し、有意な塩分の付着がないことを確認。
・塩分を含むテープによる応力腐食割れつ
いては、機器表面の残存テープ有無を確認し、テープ痕部は浸透探傷検査により健全性を確認。

・土壌やコンクリートにさらされているステンレス鋼製タンク（劣化管理項目 XI.M29「屋外及び大規模な大気中の金属製貯蔵タンク」の範囲内）について、網羅性を高めるために高経年化事象としてSCCを劣化管理項目に追加され、プラントの条件に基づき定期検査あるいは特別点検を実施することが推奨された。
・ステンレス製の地下配管、配管部品、タンクで、SCCによるひび割れに対する劣化管理プログラム
XI.M32の特別点検に関する劣化管理プログラムが変更された。

42-1

42-2

・アルミ製の配管、配管機器、タンク及びその他機器が空気、結露環境、原水、排水に晒される 附属書Dには、米国調査で抽出されたアルミ ＜アルミニウム合金の応力腐食割れ＞ プール型容器
場合のSCCについて劣化管理項目に追加された。
ニウム合金のSCC（応力腐食割れ）につい ・左記のNUREG-2192の状況に対し （プールゲーて記載がないことから附属書Dへの追加検 国内PLMでは、別の経年劣化事象とし ト）等
・アルミ製の配管、配管機器、タンク及びその他機器が土壌またはコンクリートに接しているもの 討が必要な候補として抽出した。
て抽出されている（日本での使用部位のSCCについて劣化管理項目に追加された。
の環境（構造）を考慮し隙間腐食として扱っている）。国内ではプール水中の塩素濃度管理を行って発生可能性を小さくする等の対応を行いつつ、ゲートパッ
キン取替時に目視点検などの実機保全によって劣化傾向を把握。
・チタン、チタン合金製の伝熱管が冷却水、処理水、原水、排水に曝される場合について、SCC 附属書Dには、米国調査で抽出されたチタン ＜チタン合金伝熱管の応力腐食割れ＞ 熱交換器伝が劣化管理項目に追加された。
合金のSCC（応力腐食割れ）について記 ・左記のNUREG-2192の状況に対し 熱管
載がないことから附属書Dへの追加検討が 国内PLMでは、別の経年劣化事象とし必要な候補として抽出した。
て抽出されている（日本での使用部位の環境（構造）を考慮し異物付着等を扱っている）。目視点検やECTなどの実機保全によって劣化傾向を把握。

＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
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第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象定 義
詳細ﾓｰﾄﾞ 区分事象
割れ SCC 応力腐食 材料の腐食感受性と作用応力
割れ
並びに腐食環境が重なり合った
条件で起こる割れ（粒界割
れ，貫粒割れを含む）

ATENAレポート

軽水炉で
考慮すべき
事象
要否
○

否の
理由

米国NUREG-2192との比較

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

想定要否の検討

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 照射誘起型SCC：オーステナイト系ステ 中性子照射量が下記の値を超える部位にンレス鋼は中性子照射を受けるとSCC ついて想定要の感受性を示す。
BWR：

要否
○

5×1024n/m2(SUS304)(E>1MeV)
25

2

1×10 n/m (SUS316)(E>1MeV)
PWR：

経年劣化
事象の分
類

米国NUREG-2192のNew項目概要

応力腐食 ・原子炉一次系、中性子束に晒される PWR原子炉容器の内部構造物の疲労摩耗、疲労割
割れ
れ、熱時効、中性子照射による靭性低下、照射下クリープ、スウェリング（体積膨張）に関して、プラントの80年運転を通して経年劣化による影響と経年劣化事象の評価をカバーするために
NUREG-1801 Rev. 2のAMP XI.M16A「PWR炉内構造物」において引用されているMRP227-A が更新された。

60年想定での経年劣化評価状況

附属書D記載包含判断根拠

附属書Ｄには、米国調査で抽出されたSCC（応力腐食割れ）-材料-環境の組み合わせを包含した項目が記載されている。

1×1025n/m2(E>0.1MeV)

43

中性子照射量が下記の値以下の部位については想定不要
BWR：
24

×

2

1×1025n/m2(SUS316)(E>1MeV)
PWR：
25

2

1×10 n/m (E>0.1MeV)

ﾆｯｹﾙ基
合金

45

粒界型SCC：軽水炉の一次系環境下 PWR一次系の高温環境で使用されていにおいてSCC感受性があることが知られ る600合金，690合金については想定要ており，応力が高く高温にさらされる部 過去にﾄﾗﾌﾞﾙを経験している炉内構造物
位にSCCが確認されている。
支持ﾋﾟﾝ，たわみﾋﾟﾝ（X-750合金）も想定要○

BWRのニッケル基合金については想定要○

貫粒型SCC：塩化物イオンが存在する ニッケル基合金はオーステナイト系ステンレ
水溶液中でSCCが発生する可能性があ ス鋼に比べ耐食性に優れており想定不要る。
海外ﾌﾟﾗﾝﾄで誤って鉛ｼｰﾄを蒸気発生器
鉛が原子炉冷却材中に混入した場
水室に放置したためSCCが発生した事例
合，高負荷応力（残留応力含む）下 があるが施工不良であり想定不要にある部位でSCCが確認されている。

×

46

47

想定される設備／部位*2<BWR>
炉内構造物
・累積照射量を解析により算出し、感受性の高い部位を選定。そのうち、将来にわたってIASCCの発生が否定できない部位
として、炉心シュラウド（内面）を選定し、応力評価を実施。
・感受性が高い部位については、点検にて有意な欠陥がないことを確認＜PWR＞
・60年運転時点の累積照射量を解析により算出し、感受性発現の可能性がある部位を選定。このうちPWRで最も感受性の高いバッフルフォーマボルトについては、
JANSI「PWR炉内構造物点検評価ガイ
ドライン」及び原子力安全基盤機構「平成20年度 照射誘起応力腐食割れ（IASCC）評価技術に関する報告書」に示された評価ガイド（案）に基づき、
IASCCの発生可能性評価を実施。
なお、応力腐食割れ対策として、ボルトの応力低減等を図った炉内構造物への一式取替を実施している例もある。

5×10 n/m (SUS304)(E>1MeV)
4460年想定における評価内容／状況*2

・原子炉冷却水、中性子束にさらされる PWR原子炉容器の内部構造物のSCC、照射誘起型 附属書Ｄには、米国調査で抽出されたSCC
SCC、繰返荷重、疲労に関して、プラントの80年運転を通して経年劣化効果と経年劣化機構の （応力腐食割れ）-材料-環境の組み合わ評価をカバーするためにNUREG-1801, Revision 2の劣化管理プログラム XI.M16A,「PWR炉 せを包含した項目が記載されている。*1
内構造物」において引用されている方法論であるMRP-227-A をEPRI MRPでは更新していない
ので，CE，B&Wが設計したPWR炉内構造物に対する劣化管理項目の数を削減。

・ニッケル合金の配管で60℃以上の処理水に曝される場合のSCCについて、劣化管理項目に追加した。

・対象部については適宜ISI等の点検を実 原子炉容施し、600系Ni基合金（溶金含）使用 器、蒸気発部位のうち、作用応力及び温度が高く感 生器、加圧受性が大きい部位については、ピーニング 器、炉内構等の予防保全を実施。
造物＜PWR＞
・690系Ni基合金（溶金含）については
温度加速定荷重応力腐食割れ試験で長期健全性を確認している。*
・X-750合金使用部位のうち、炉内構造
物支持ピン及びたわみピンについては、新熱処理材への材料変更及び応力低減構
造への設計変更を実施。

＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
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第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象定 義
詳細ﾓｰﾄﾞ 区分事象
割れ SCC 応力腐食 材料の腐食感受性と作用応力
割れ
並びに腐食環境が重なり合った
条件で起こる割れ（粒界割
れ，貫粒割れを含む）

48

ATENAレポート

軽水炉で
考慮すべき
事象
要否

否の
理由

○

米国NUREG-2192との比較

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

想定要否の検討

要否

ﾆｯｹﾙ基
合金

照射誘起型SCC：高い中性子照射を 高照射を受ける部位についてはSCCの感受けた場合，発生の可能性がある。
受性を示す可能性があり想定要○

銅合金

給水加熱器の製作当初等において， 銅合金製の伝熱管を用い，かつ，アルカ
伝熱管外面に傷がつき残留応力が存 リ雰囲気にある機器については想定要在している部位で，かつ，管板と細管との隙間等腐食環境にある場合においては，長期間の運転の間に応力腐食割れの成長が考えられる。

○

低合金
鋼
高張力
鋼

タービンにおいては長時間運転後に低圧 蒸気タービン低圧ロータに使用される
タービン円板の翼溝部に応力腐食割れ 3.5%NiCrMoV鋼においては，降伏応の兆候が認められたという海外事例が力686MPa(70kg/mm2)以上であればあった。
SCCの発生の可能性があり想定要

○

49

50

経年劣化
事象の分
類

米国NUREG-2192のNew項目概要

応力腐食
割れ

60年想定における評価内容／状況*2

・高照射の対象部位無し

・銅合金（15%以上のZnまたは8%以上のAl）の配管、タンク等の機器が様々な環境（室内空気，外気，結露環境、処理水、ホウ酸水、原水、排水、潤滑油、土壌、コンクリート）に曝された場合のSCCに対する対応について劣化管理項目に追加された。

附属書Ｄには、米国調査で抽出されたSCC（応力腐食割れ）-材料-環境の組み合わせを包含した項目が記載されている。*1

想定される設備／部位*2

対象部位無し・渦流探傷検査等の点検を継続的に実 給水加熱器
施し、有意な信号が検出された場合は、伝熱管の取替・施栓等の措置を実施。また、プラントによっては給水加熱器の伝熱管の材質を銅合金製からステンレス鋼製に変更。
・文献やメーカー試験結果を基に、発生の 蒸気タービン
可能性を評価。発生の可能性が否定できない部位については、定期的な点検や材料変更等を実施。

高張力
鋼
低合金
鋼
ステンレ
ス鋼
炭素鋼

フランジ部等から内部流体であるほう酸 フランジ部等から内部流体（ほう酸水）
水の漏えいにより応力腐食割れ発生の の漏えいが認められた場合等については想可能性が考えられる。（IGALL）
定要

－

－

○

・ステンレス鋼の原子炉容器トップヘッドの原子炉容器フランジ漏出線ラインのSCCに起因する亀裂 附属書Ｄには、米国調査で抽出されたSCC
に関し、NUREG-2191のガイダンスの更新について、劣化管理項目IV.A2.R-74を変更し、2つの （応力腐食割れ）-材料-環境の組み合わ異なる経年劣化管理ケースに分割した。
せを包含した項目が記載されている。

・埋設された鋼製の配管、配管部品、タンクのSCCに対する対応について炭酸塩または重炭酸塩環境のみで割れの可能性があることが明確化された。

51-1

割れ SCC

53

附属書D記載包含判断根拠

なお，低合金鋼配管等，タービンロータ材に比べて強度レベルが低いものは想定不要
高張力鋼のボルトには想定要（IGALL）

51

52

60年想定での経年劣化評価状況

硫化物応 湿潤H2S環境中において化学
力腐食割 反応によって発生した水素が鋼れ中に侵入し，応力集中部に集積して発生する脆性破壊×

遅れ破 遅れ破壊 応力が加わっている金属中に原壊子状の水素が拡散侵入して発生する脆性破壊○A－

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 弁の弁棒（SUS630，SUS403）等 0.2% 耐力が980MPa(100kgf/mm2)
高張力 で遅れ破壊が確認されているが，遅れ 以下で高張力鋼を使用している部位につ鋼
破壊の対象となるのは，高張力鋼，析 いて想定不要
出硬化型ステンレス鋼のような微細な組織を有し，内部応力の高い金属であ 弁棒については過去に経験しているため想り，引張り応力が存在している部位で 定要問題となると考えられる。
ただし，バックシート部に過大な応力が発・起因事象が漏洩であるため、実機保全
である目視点検により傾向監視―

附属書Dには、米国調査で抽出された事象- ＜埋設された鋼製機器の炭酸／重炭酸 埋設鋼製設
材料-環境（炭酸塩または重炭酸塩環境） 環境下の応力腐食割れ＞
備の組合せの記載がないことから附属書Dへの ・左記のNUREG-2192の状況に対し、追加検討が必要な候補として抽出した。
国内の原子力発電所の土壌は、炭酸
塩，重炭酸塩に曝される土壌ではない。

－

応力腐食
割れ

○

遅れ破壊

・弁棒について、弁開時に過度な応力が 弁（弁棒）
負荷されない運用を行っているとともに、分解点検時の非破壊検査などの実機保全によって亀裂発生の有無を確認

○

粒界腐食
割れ

・管支持板穴形状としてBEC穴を採用
蒸気発生器
し、不純物が濃縮し難い設計にするとともに、２次系水質が粒界腐食割れ発生環
境にないことを確認。

生しないような操作を実施している場合は
想定不要

54

粒界腐 粒界腐食 多結晶体の結晶粒境界が選択○
ﾆｯｹﾙ基 PWR蒸気発生器の伝熱管において2 PWRの蒸気発生器の伝熱管において想食割れ 割れ的に浸食を受け，発生する割 (PWR)
A
合金
次冷却水の遊離アルカリの濃縮と酸化 定要
れ×(BWR) ｽﾃﾝﾚｽ鋼 銅等による酸化性雰囲気が重畳して，(BWR)
粒界腐食割れを経験している。

＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
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米国知見を参考にした経年劣化事象一覧表（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象詳細ﾓｰﾄﾞ 区分事象
割れ クラッド クラッド下下割れ 割れ(UCC) (UCC)

定

軽水炉で
考慮すべき
事象

義
要否

内張り等を溶接した際に，大入熱で実施した場合に発生する母
材の割れ

否の
理由

○

主要
材料
炭素鋼
低合金
鋼

発生部位と要因

想定要否の検討要否

海外プラントの原子炉圧力容器において経験している。

溶接条件が十分に管理されている場合発生の可能性は小さいが，海外プラントで経験があるASTM SA508 Class2材で溶接条件が十分に管理されていない場合，
想定要
ポンプについても検討要（IGALL）○

57

照射誘 照射誘起 制御棒先端部で中性子吸収○
ｽﾃﾝﾚｽ鋼 海外プラントの制御棒クラスタ被覆管で 制御棒クラスタ被覆管について想定要
起割れ 割れ体のスウェリングと被覆管の照射 (PWR)
A
経験している。
脆化が重畳し発生する割れ
×
(BWR)
(BWR)
材質 熱劣化 熱時効
変化

材料が，長時間高温にさらされることによる靭性の低下○

米国NUREG-2192との比較

使用材料ごとに想定される経年劣化事象

55

56

ATENAレポート

経年劣化
事象の分
類

米国NUREG-2192のNew項目概要

クラッド下
割れ

○

照射誘起
割れ

61

熱時効

オーステナイト系ステンレス鋼は軽水炉の使用条件では，熱時効による有意な材
料特性の変化が生じないことが確認されており想定不要×

高温で使用されるステンレス鋼鋳鋼につい
ては想定要

○

マルテンサイト系ステンレス鋼（析出硬化型も含む）は、熱時効により材料特性が変化し、300℃程度で、靭性が低下するという知見が得られている。
国外プラントでは弁棒の損傷事例が報告されている。
（IGALL）

高温で使用されるマルテンサイト系ステンレ
ス鋼の弁棒については、想定要
ただし、バックシート部に過大な応力が発生しないような運用及び形状不連続部に過大な応力集中を生じないような設計を行っている場合、材料の初期強度を低く抑える熱処理条件を施した材料など熱時効を考慮した材料を使用している場合は想定不要○

・原子炉一次系、中性子束に晒される PWR原子炉容器の内部構造物の疲労摩耗、疲労割
れ、熱時効、中性子照射による靭性低下、照射下クリープ、スウェリング（体積膨張）に関して、プラントの80年運転を通して経年劣化による影響と経年劣化事象の評価をカバーするために
NUREG-1801 Rev. 2のAMP XI.M16A「PWR炉内構造物」において引用されているMRP227-A が更新された。

62

想定される設備／部位*2＜PWR＞
・材料の化学成分（ΔＧ値）を踏まえ溶接入熱を管理し溶接を実施しており、発生する可能性が小さいことを確認。

原子炉容
器、蒸気発
生器、加圧
器

ﾆｯｹﾙ基
合金
炭素鋼
低合金
鋼

高温にさらされる部位が問題となることが 軽水炉の使用条件では，熱時効による考えられる。
有意な材料特性の変化が生じないことが
熱時効温度及び時間等が特性変化に 確認されており想定不要
影響を与える。

×

附属書Ｄには、米国調査で抽出された熱劣 ・使用温度、フェライト量、作用応力によ化（熱時効）-材料-環境の組み合わせを包 り、詳細評価の対象機器・部位を選定。
含した項目が記載されている。
・詳細評価対象部位に対して、H3Tモデルを用いて長期運転時の破壊靭性値を予測し、仮に亀裂が存在していたとしても事故時及び地震時に不安定破壊しない
ことを確認。

高温で使用されるステンレ
ス鋼鋳鋼部
位（PWR：
１次冷却材
管，１次冷
却材ポンプ
等，BWR：
PLRポンプケーシング、
PLRポンプ入口弁等）

・弁棒について、弁開時に過度な応力が 弁（弁棒）
負荷されない運用を行っているとともに、分解点検時の非破壊検査などの実機保全によって亀裂発生の有無を確認

シグマ相脆 565～930℃で長時間加熱さ化れると生じるシグマ相析出による
脆化

×

A

－

－

－

－

－

焼き戻し
脆化

×

A

－

－

－

－

－

低合金鋼では焼き戻しに際して，370～570℃の温度間を除冷する，又はこの温度範囲
で短時間保持することで生じる靭性の低下

60年想定における評価内容／状況*2・制御棒クラスタは照射量に閾値を設けて ―傾向監視を行い、計画的に取替えること
が可能。

58

60

附属書D記載包含判断根拠＜BWR＞
・米国WRCの知見をもとに溶接方法の改善（クラッドの２層盛溶接）を図るなど、製造時に対策を図ることで、発生する可能性が小さいことを確認。

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 オーステナイト系ステンレス鋼鋳鋼は熱時効によって有意に材料特性が変化し300℃程度で，靭性が低下することが知られているが，その傾向は時効温度が高い程，フェライト量が多い程顕著となる。

59

60年想定での経年劣化評価状況＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
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米国知見を参考にした経年劣化事象一覧表（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象定 義
詳細ﾓｰﾄﾞ 区分事象
材質 劣化 中性子照 材料の中性子照射による靭性
変化
射による靭 の低下
性低下

ATENAレポート

軽水炉で
考慮すべき
事象
要否
○

否の
理由

米国NUREG-2192との比較

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

想定要否の検討

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 照射効果（脆化）の程度は中性子照 照射量が1×1024n/m2(E>0.1MeV)
ﾆｯｹﾙ基 射量等に依存するが，照射量が1×(PWR)，約3×1024n/m2(E>1MeV)
24
2
合金
10 n/m (E>0.1MeV)(PWR)，約 (BWR)以上の高照射部位について想定
3×1024n/m2(E>1MeV)(BWR)以
上で伸び，絞りの低下の可能性があ
る。

要否

経年劣化
事象の分
類

○

劣化

要

米国NUREG-2192のNew項目概要

・原子炉一次系、中性子束に晒される PWR原子炉容器の内部構造物の疲労摩耗、疲労割
れ、熱時効、中性子照射による靭性低下、照射下クリープ、スウェリング（体積膨張）に関して、プラントの80年運転を通して経年劣化による影響と経年劣化事象の評価をカバーするために
NUREG-1801 Rev. 2のAMP XI.M16A「PWR炉内構造物」において引用されているMRP227-A が更新された。

63

60年想定での経年劣化評価状況

附属書D記載包含判断根拠

60年想定における評価内容／状況*2

附属書Ｄには、米国調査で抽出された劣化 ＜PWR＞（中性子照射による靭性低下）-材料-環 ・炉心そうに対して、靭性低下を考慮して境の組み合わせを包含した項目が記載されて も地震時に不安定破壊しないことを確いる。
認。
・この際、発電設備技術検査協会の「平成8年度 プラント長寿命化技術開発に関する事業報告書」の最下限値を用いて算出した破壊靭性値を使用。
・炉心そうはIASCCが発生する可能性が小さいことが確認されているが、有意な欠陥が存在したと仮定して評価している。

想定される設備／部位*2

PWR：炉内構造物（炉心そう）BWR：炉内構造物＜BWR＞
・維持規格等に基づいた点検（保全）により、不安定破壊の起点となる有意な欠陥が無い事を確認している。
炭素鋼
低合金
鋼

原子炉圧力容器サポートは，低温での 原子炉圧力容器サポートは検討要
低エネルギー中性子照射によって靭性低下の可能性がある。

○

＜PWR＞
原子炉容器
・NUREG-1509やASME等の米国知見 サポートを参照し、電共研「原子炉容器支持構造
物の照射脆化に関する研究」で整備した手法を用いて、地震時の健全性を確認。
この際、60年運転時の照射量により脆化程度を算出。

低合金
鋼

照射効果（脆化）の程度は中性子照 照射量が1×1021n/m2(E>1MeV)以
射量等に依存するが，照射量が1×上の高照射部位について想定要○・監視試験結果及びJEAC4201により脆 BWR：原子化程度を予測した上で、JEAC4206及び 炉圧力容器
技術基準解釈に基づいて、関連温度上 胴部昇を考慮した加圧熱衝撃（PTS）評PWR：原子価、上部棚吸収エネルギー低下に対する 炉容器胴部評価を実施（PTS評価はPWRのみ）。

・制御棒クラスタは照射量に閾値を設けて ―傾向監視を行い、計画的に取替えること
が可能。

64

中性子照 中性子照射による関連温度の
射脆化
上昇や上部棚吸収エネルギーの低下○

中性子吸 中性子吸収体の中性子吸収に収能力低 よる能力の低下
下

○

中性子
吸収体

中性子吸収体は中性子吸収によってそ 制御棒等の中性子吸収体について想定の成分元素が中性子吸収断面積の小 要
さな元素へと変換されるため，中性子吸収能力は低下する。

○

劣化

○

ゴム
樹脂

定期的に取替えを行わないゴム，樹脂 ゴム，樹脂等について想定要
等は熱，放射線，水分等の影響によって性能が低下する可能性がある。

○

1021n/m2(E>1MeV)以上で材料特性変化の可能性がある。

65

66

ゴム，樹脂等の熱，放射線，
水分等の影響による性能の低下67・ポリビニル塩化物（PVC）、HDPE、ゴム、繊維ガラス製の配管／配管機器の様々な環境
附属書Ｄには、米国調査で抽出された劣化 ・弁のパッキン等、多くの部品は消耗品ま 電気ペネト（光、高照射、オゾン、生水、処理水、廃水等）におけるブリスタリング、材料喪失が劣化管理項 （劣化）-材料-環境の組み合わせを包含し たは定期取替品。
レーション、基目に追加された。
た項目が記載されている。*1
・原子炉格納容器の電気ペネトレーション 礎ボルト（ケについては、通常運転時の劣化及び事故 ミカルアンカ）
・繊維ガラス製配管／配管機器で、空気中や埋設されているものの摩耗による材料喪失が、劣化
時雰囲気を想定した長期健全性試験を 他管理項目に追加された。一方で、コンクリートに埋設されているものについて、有意な劣化事象がな実施し、原子炉格納容器バウンダリ機能
いと判断された。
が維持されることを確認。
・基礎ボルト（ケミカルアンカ）について
は、メーカー試験や実機の引抜試験により、有意な劣化が生じないことを確認。
※ケーブルや電気ペネ等の絶縁低下は「電気編」で、ライニングや塗装の劣化は「はく離」で、メカニカルスナバ等のグリスの劣化は「固着」で整理。

＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
40©Atomic Energy Association 2022

米国知見を参考にした経年劣化事象一覧表（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

68

経年劣化事象定 義
詳細ﾓｰﾄﾞ 区分事象
材質 熱劣化 水素浸食 高温高圧水素環境下の金属
変化
表面において熱解離した原子状
水素が鋼中に侵入して炭化物
や固溶酸素と反応してメタン気泡を生成し，その成長，合体
によってき裂を形成して生じる材
料の強度，靭性の低下
その
他

要否
×

クリープ温度域（融点の約1/2以上）において発生する時間
依存的破壊

○

ｸﾘｰﾌﾟ疲
労割れ

クリープ温度域で繰返し応力を受けることに起因する破壊○

ｸﾘｰﾌﾟ脆化

クリープ温度領域で破断延性の低い溶接熱影響部にクリープ変形で生じる応力が集中することで発生する破壊○

応力緩和 材料に一定の温度及び応力が加えられた状態において生じる
時間依存型の応力低下による
変形

○

70

71

変形

72

軽水炉で
考慮すべき
事象

ｸﾘｰﾌﾟ ｸﾘｰﾌﾟ破壊

69

ATENAレポート

否の理由
A

米国NUREG-2192との比較

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要
材料
－

要否

経年劣化
事象の分
類

－

－

劣化

DG，ボイラー等で高温で使用される部位について想定要
それ以外の，炭素鋼，低合金鋼においては370℃以下，ステンレス鋼，ニッケル基合金においては425℃以下の部位については想定不要

○

ｸﾘｰﾌﾟ

○

変形

発生部位と要因－

炭素鋼 高温で応力を受ける部位について発生
ｽﾃﾝﾚｽ鋼 する可能性がある。
ﾆｯｹﾙ基
合金
低合金
鋼
高温で繰返し応力を受ける部位につい想定要否の検討

米国NUREG-2192のNew項目概要

60年想定での経年劣化評価状況

附属書D記載包含判断根拠

60年想定における評価内容／状況*2

想定される設備／部位*2

・目視確認や機能確認による実機保全に ―より傾向監視て発生する可能性がある。

注記 370℃及び425℃は，ASME
Boiler and Pressure Vessel Code
高温で応力を受ける溶接部位について SectionⅢ “Rules for Construction
発生する可能性がある。
of Nuclear Power Plant
Components”の700ﾟF及び800ﾟFに併記されている値。
ｽﾃﾝﾚｽ鋼 高温にさらされる締結部位及びバネ特 炉心部締め付け部及び高温にさらされる
ﾆｯｹﾙ基 性を要求される部位｡
バネ・スプリング部材等については想定要
合金
一般に温度が高い程その傾向は著しく プレストレストコンクリートのテンドン等にも炭素鋼 なり，炭素鋼では350℃以上，ステン 想定（緊張力低下）要（IGALL）
低合金 レス鋼は600℃以上で有意な変化を生鋼じると考えられる。又，中性子照射を受銅合金 けた場合締結部における締め付け力低下の可能性がある。

・金属製のボルトについて、空気や結露環境中での緩み、全面腐食による材料の損失、クラックの発生による締め付け力の減少が劣化管理項目に追加され、外観観察が有効とされた。

附属書Ｄには、SLR記載の変形（応力緩和）-材料-環境の組合せがあるものの、SLRには、特定の設備・部位（BWR炉内・BWR炉心支持板ホールドダウンボルト、ジェットポンプ組み立て部品を固定するボルトの熱や照 構造物（炉心支持板ホールドダウンボルト
射によって促進する応力緩和による締付予荷重の喪失（経年劣化）を管理するために使用す ／ジェットポンプ組立品固定ボルト)の応力
る劣化管理項目を開発し、新しい劣化管理項目のFE（精査）セクションが設けられた。
緩和が記載されていることから、附属書Dへの追加検討が必要な候補として抽出した。

・動作確認等の実機保全により傾向監視 ―※テンドンの緊張力低下は、「コンクリート・鉄骨編」で整理＜BWR＞
・右記NUREG-2192の状況に対し国
内では、炉心支持板ホールドダウンボル
ト，ジェットポンプ組立品ボルトはいずれもPLMの劣化評価対象として部位は特出ししていないものの、炉内構造物点検
評価ガイドライン（原子力安全推進協
会発行）にて点検対象としている。

＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
41©Atomic Energy Association 2022

米国知見を参考にした経年劣化事象一覧表（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象詳細ﾓｰﾄﾞ 区分事象
その 変形 照射下ｸ
他
ﾘｰﾌﾟ

定

軽水炉で
考慮すべき
事象

義
要否

材料に一定の照射及び応力が加えられた状態において生じる
時間依存型変形ATENAレポート

○

否の
理由

米国NUREG-2192との比較

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

想定要否の検討

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 高い中性子照射を受ける部位では，発 炉内構造物等の高照射領域において想生の可能性がある。
定要

要否

経年劣化
事象の分
類

○

変形

米国NUREG-2192のNew項目概要

・原子炉一次系、中性子束に晒される PWR原子炉容器の内部構造物の疲労摩耗、疲労割
れ、熱時効、中性子照射による靭性低下、照射下クリープ、スウェリング（体積膨張）に関して、プラントの80年運転を通して経年劣化による影響と経年劣化事象の評価をカバーするために
NUREG-1801 Rev. 2のAMP XI.M16A「PWR炉内構造物」において引用されているMRP227-A が更新された。

73

60年想定での経年劣化評価状況

附属書D記載包含判断根拠

60年想定における評価内容／状況*2

想定される設備／部位*2

附属書Ｄには、米国調査で抽出された変形 ＜PWR＞
炉内構造物（照射下クリープ）-材料-環境の組み合わせ 炉内構造物を包含した項目が記載されている。
・荷重制御型応力が小さくクリープ破断が問題とならないことを確認。
・ただし、バッフルフォーマボルトのIASCC評
価において発生応力を算出する際は、照射下クリープを考慮している。
制御棒クラスタ（被覆管）
・有意な変形がないことを目視点検で傾向監視可能。
＜BWR＞
・BWRの炉内構造物においても照射下クリープの影響が問題となる内圧等による荷重制御型の荷重はなく，差圧等による応力も非常に小さく，クリープ破断は問題と
ならない。

74

ﾗﾁｪｯﾃｨﾝ
ｸﾞ

一定の静的応力が作用している部材に塑性変形などの繰返しによって負荷方向に生じる永久変形
ｽｳｪﾘﾝｸﾞ 材料に一定以上の中性子照射（体積膨 が加えられると体積膨張を生じ
張）
る現象

×

○

設計
－
－
－
上，考
慮してい
る。
ｵｰｽﾃﾅｲﾄ 高い中性子照射を受ける部位では，発 炉内構造物等の高照射領域において想系
生の可能性がある。
定要
ｽﾃﾝﾚｽ鋼－○・原子炉一次系、中性子束に晒される PWR原子炉容器の内部構造物の疲労摩耗、疲労割
れ、熱時効、中性子照射による靭性低下、照射下クリープ、スウェリング（体積膨張）に関して、プラントの80年運転を通して経年劣化による影響と経年劣化事象の評価をカバーするために
NUREG-1801 Rev. 2のAMP XI.M16A「PWR炉内構造物」において引用されているMRP227-A が更新された。

75

附属書Ｄには、米国調査で抽出された変形 ＜PWR＞
炉内構造物（スウェリング（体積膨張）-材料-環境の組 炉内構造物
み合わせを包含した項目が記載されている。 ・炉心バッフルは上下の隙間が大きく炉心形成機能に影響がないことを確認している。
・ただし、バッフルフォーマボルトのIASCC評
価で発生応力を算出する際は、ボルト及びバッフルのスウェリングを考慮している。
制御棒クラスタ・照射量に閾値を設けて傾向監視を行い、計画的に取替えることが可能。
＜BWR＞
・BWRの温度環境（約280 ℃）や照射量では発生の可能性は極めて小さく、ス
ウェリングは問題とならない。

76

ﾃﾞﾝﾃｨﾝｸﾞ 蒸気発生器管支持板クレビス
部の腐食生成物の成長による伝熱管の圧迫による変形

変形

大型鋳物に生じるひずみ

○
－
(PWR)
A
×
(BWR)
(BWR)
○

鋳鋼

炭素鋼製管支持板がクレビス部におい PWRの蒸気発生器管支持板クレビス部て腐食するとその腐食生成物は元の体 に想定要積より増大するため発生する。

○

・ECTによる実機保全により傾向監視―

タービン車室のように大型鋳物でかつ構 高圧タービンの外部車室については想定造が複雑な機器については影響がある。 要○・目視点検などの実機保全により傾向監
視

―

77

＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
42©Atomic Energy Association 2022

米国知見を参考にした経年劣化事象一覧表（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象定 義
詳細ﾓｰﾄﾞ 区分
事象
その はく離 盛金はく離 盛金部の機械的削れ及び母材
他との膨張差によるき裂によるはく
離

軽水炉で
考慮すべき
事象
要否

否の
理由

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

想定要否の検討

要否

経年劣化
事象の分
類
はく離

肉盛金 材料間の膨張係数の差，使用時の温 タービン軸受部の盛金部は想定要
属
度変化，機械的応力等の影響によって（ｽﾃﾗｲ 生じる。
ﾄ,ｽﾃﾝﾚｽ鋼,ﾆｯｹﾙ
基合金）○

米国NUREG-2192のNew項目概要

60年想定での経年劣化評価状況

附属書D記載包含判断根拠

60年想定における評価内容／状況*2

・目視点検などの実機保全により傾向監視想定される設備／部位*2―

はく離

ライニング材の削れ，膨張差によるき裂，化学的劣化，水等の浸透等によるはく離，及び滑り部のテフロン加工等のはく離

○

炭素鋼
＋
ﾗｲﾆﾝｸﾞ
炭素鋼＋
塗装

炭素鋼で海水系に使用されている部位 海水系統設備でライニングされている部位にはライニングがなされているが，経時的 について想定要
な材質劣化及び海生物等の異物による 屋外設備の塗装については想定要損傷等を経験している。
滑り部のテフロン加工については想定要
炭素鋼製機器等には塗装が施されているが，経時的な劣化によってはく離を経験している。

○

緩み

ネジ部の振動等による締結力の
低下

○

締結部

締結部の振動及び熱影響によって緩み 廻り止めの処置がされておらず，長期間を生じる。
再締め付けがされていない部位について想定要（IGALL）○

異物付 異物付着 異物の付着による流路の減少
着及び閉塞等によって発生する性
能低下○

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 熱交換器の伝熱管等熱伝達特性を要 海水環境等水質管理されていない環境で銅合金 求される部位等では異物付着が性能低 異物付着が性能に影響を及ぼす部位につﾆｯｹﾙ基 下につながる。海水系の熱交換器で海 いては想定要合金
生物付着を経験している。
ﾁﾀﾝ,ﾁﾀﾝ合金○

固着

滑り部の摩擦抵抗増大による
動作不良

○

－

長期にわたって使用する滑り部は，異 異物，塵埃の付着や潤滑油劣化等の可物，塵埃，潤滑油劣化等による摩擦 能性がある滑り部について想定要抵抗増大によって固着する可能性があ
る。

○

固着

・動作確認等の実機保全で傾向監視―

素線切 素線切れ ワイヤロープの巻き取りの繰り返
れしによる素線切れ○－

ワイヤロープは，巻き取りの繰り返しによ クレーン等のワイヤロープについて想定要る素線切れの可能性がある。

○

素線切れ

・目視点検などの実機保全で傾向監視―

耐火物 耐火物の 高温で使用される耐火物の焼の浸減肉
却灰の溶融物，ハロゲンガス等
食,割による浸食，減肉れ○

耐火物

高温で使用される耐火レンガは発生の可能性がある。

○

耐火物の
浸食,割れ

・目視点検などの実機保全で傾向監視―

耐火物の 温度変化による耐火物の割れ
割れ

○

耐火物

耐火キャスタブルは起動，停止時の温 耐火キャスタブルについて想定要
度変化によって割れが発生する可能性
がある。

79

緩み
80

その
他

米国NUREG-2192との比較

○

78

81

ATENAレポート

固着

82

・目視点検などの実機保全で傾向監視。 ―・なお、格納容器内面の塗膜は、設計事
故時環境下においても剥がれないこと（デブリ発生防止）が要求されるが、傾向監
視（目視点検）により適宜再塗装を行う
ことで、健全性を維持する。

緩み・締付確認の実機保全による傾向監視―

異物付着 ・ステンレス鋼、鋼、アルミニウム、銅合金、チタン製の伝熱管で、空気、結露環境、原水、処理
附属書Ｄには、米国調査で抽出された異物 ・目視点検などの実機保全で傾向監視（ｽｹｰﾙ付 水、冷却水に曝される場合の腐食生成物や汚れ生成物による伝熱性能の低下、流路閉塞につい 付着（異物付着）-材料-環境の組み合わ
着）て劣化管理項目に追加した。
せを包含した項目が記載されている。*1

―

83

84

85

耐火レンガについて想定要○・目視点検などの実機保全で傾向監視 ―（割れの発生時期自体の特定は困難だ
が、内張りとして使用するため、割れを確認した段階で補修すれば良く傾向監視可能）＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
43©Atomic Energy Association 2022

米国知見を参考にした経年劣化事象一覧表（電気・計装に係る機械編）（＊）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

1

経年劣化事象

軽水炉で
考慮すべき
事象

定 義
詳細
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
減肉 摩耗 凝着摩耗 滑り部，摩擦面の実接触部に○おける微視的な凝着に起因する
摩耗

否の
理由

米国NUREG-2192との比較

使用材料ごとに想定される経年劣化事象

要否

経年劣化
事象の分
類

ﾎﾜｲﾄﾒﾀﾙ 進行の程度は材料の組み合わせ，雰 構造上摩擦や滑りが考えられる部位につ
囲気，荷重，速度等で異なるが，回 いて想定要
転機器の軸受部等の滑り部が対象とな
る。

○

摩耗

主要
材料

発生部位と要因

想定要否の検討

米国NUREG-2192のNew項目概要

60年想定での経年劣化評価状況

附属書D記載包含判断根拠

60年想定における評価内容／状況*2

想定される設備／部位*2・分解点検時の目視点検や寸法計測 ―等の結果に基づき劣化傾向を把握し、状況により取り替えられている。

腐食

全面腐食 局部電池作用による，表面の
一様な腐食

○

炭素鋼 腐食性の環境にさらされる部位で問題と 防錆剤の注入された環境以外の環境にあ
低合金 なることが考えられる。腐食性の強い環 る部位については想定要鋼
境及び温度が高い場合に加速される。
アルミニウ
ム合金
銅合金
黄銅
ケイ素鋼

○

腐食

割れ SCC

応力腐食 材料の腐食感受性と作用応力
割れ
並びに腐食環境が重なり合った
条件で起こる割れ（粒界割
れ，貫粒割れを含む）

○

Mn-Cr
合金

○

応力腐食
割れ

・タービン発電機用リテーニングリングは タービン発電
耐応力腐食割れ性に優れた材質を使 機リテーリング
用。
リング
また、定期的に目視確認及び焼きばめ部の超音波探傷検査を実施し、き裂発生等の異常がないことを確認。

疲労

疲労割れ 繰返し応力に起因して静的強度より低い応力で生じる破壊○

アルミニウ 強度部材は，材料，形状，応力状
ム合金 態及び環境によって影響を受ける。
ｴﾎﾟｷｼ樹
脂
ケイ素鋼
合金鋼
等の強
度部材

設計条件及び過去の運転実績に基づき工学的判断による評価上厳しい部位につ
いて想定要

○

疲労

・設計上疲労割れが発生し難い構造で ポンプ用電動あり、目視点検等により健全性を確機（回転子認。
棒・エンドリン
グ、主軸）

割れ 疲労

ﾌﾚｯﾃｨﾝｸﾞ 互いに押しつけられ，接触して疲労いる２物体が相対的に微小振幅の繰返しすべり運動をしており，さらに接触面に外部荷重に起因する繰返し応力が作用した時に生じる疲労損傷

○

ﾆｯｹﾙ基
合金

タービン発電機主軸において，フレッティン
グ発生の可能性を否定できないので想定
要

○

疲労

・設計上有意なフレッティング発生がない構造であり、目視点検等により健全
性を確認。

その
他

緩み

○

銅合金 ネジ部及びコイル等締結部が振動によっ 廻り止めの処置がされておらず，長期間
炭素鋼 て緩み及び導通不良を生じることが考え 再締め付けがされていない部位で，振動アルミニウ られる。
によって緩みが予想される箇所について想ム合金
定要（IGALL）○

緩み

・定期的な目視確認により健全性を確 ―
認。

2

3

4

5

6

ATENAレポート

緩み

ネジ部等の振動による締結力の低下

タービン発電機用リテーニングリング材に 定検中等，リテーニングリング表面に結露
おいて，高速回転による応力，焼ばめ を発生させることがありうるので想定要
応力及び環境における温度・湿度が重畳して応力腐食割れが考えられる。

タービン発電機主軸において，材質の組合せ，材料の硬度等で異なるが疲労損傷することが考えられる。

・長期運転による外面の大気接触等による腐食対応として金属製ケーブルバスが新たに追加された。

附属書Ｄには、米国調査で抽出された腐食 ・定期的な目視確認により劣化傾向を ―（全面腐食）-材料-環境の組み合わせを包 把握し、機器の健全性を確認。
含した項目が記載されている。*1

タービン発電機
PWR：主軸BWR：回転子コイルウェッ
ジ＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象については、「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載＊：その他一般的な機械的経年劣化については機械編に記載
凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
44©Atomic Energy Association 2022

米国知見を参考にした経年劣化事象一覧表（電気編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷
ﾓｰﾄﾞ
絶縁
特性
低下

経年劣化事象
詳細区分
事象
絶縁 熱劣化

定

軽水炉で
考慮すべき
事象

義
要否

熱的要因によって絶縁物のき裂
及びはく離を生じて進展する絶縁性能の低下ATENAレポート

○

否の
理由

米国NUREG-2192との比較

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

想定要否の検討

ﾎﾟﾘｴｽﾃﾙ 熱ストレスを受ける絶縁物について発生 絶縁特性を要求される部位について想定要
ｴﾎﾟｷｼ樹 する可能性がある。
脂
ﾌｪﾉｰﾙ樹脂ﾎﾟﾘｴﾁﾚﾝ
ＥＰゴム
等の絶
縁物

要否
○

経年劣化
事象の分
類

米国NUREG-2192のNew項目概要

60年想定での経年劣化評価状況

附属書D記載包含判断根拠

60年想定における評価内容／状況*2

想定される設備／部位*2

絶縁特性 ・長期期運転による有機物及び水分/デブリの侵入及びそれに伴うオーム加熱、光学的分解（紫附属書Ｄには、米国調査で抽出された絶 ・事故時耐環境性要求（EQ）ケーブ ケーブル低下
外線に対して感受性のある材料）による電気絶縁抵抗の低下を新たに追加された。
縁（熱劣化）-材料-環境の組み合わせを包 ルについては、電気学会推奨案または含した項目が記載されている。*1
ACA手法に基づき、健全性評価を実施。
・定期的な絶縁抵抗測定及びケーブル
絶縁診断（高圧のみ）を実施。
・定期的な絶縁抵抗測定、更に絶縁 ポンプ用電動機
診断（高圧のみ）により傾向管理を行い、必要により洗浄、乾燥、絶縁補修処理もしくは取替を実施。
・一部の主要ポンプについてはIEEEに準じて実施した評価試験結果より固定
子コイルの健全性を評価。

1

＜PWR＞
・また、実機コイルにて絶縁破壊試験を実施し、寿命評価を実施。
・EQ対象機器については、IEEEに準じ 電気設備全般て実施した評価試験結果に基づく健全性評価を実施。
・定期的に絶縁抵抗測定等を実施し、必要により取替を実施。

2

部分放電 固体絶縁に付随するゴミ・埃等
による表面汚損又は内部微小ボイドが完全に除去されない状
態で高電圧が印加された場
合，固体に対して気体中に生じる放電○

ゴミ・埃等が付着しやすい環境で比較的 絶縁特性を要求される部位について想定要
高電圧を印加される部位に発生する可能性がある。

○

・定期的な絶縁抵抗測定、更に絶縁 ポンプ用電動機
診断により傾向管理を行い、必要により洗浄、乾燥、絶縁補修処理もしくは取替を実施。
・一部の主要ポンプについてはIEEEに準じて実施した評価試験結果より固定
子コイルの健全性を評価。
＜PWR＞
・また、実機コイルにて絶縁破壊試験を実施し、寿命評価を実施。

ﾄﾘｰｲﾝｸﾞ

絶縁物が比較的肉厚の場合，絶縁物内の異物，空隙部の放電先端の高電界部分が固体の固有破壊限界を超えて局部破壊が起こり，それが樹枝状に進展し全路破壊に至る劣化現象○

固体絶縁物表面上の沿面方向に電界が存在するところに炭化導電路を形成することで，沿面方向に生じる絶縁性能の低下放射線劣 放射線照射による絶縁材料の
化
特性低下

○

絶縁物表面が湿気・塩分・汚物等にさ 絶縁特性を要求される部位について想定要らされる場合に発生する可能性がある。

○

・定期的な絶縁抵抗測定。必要により ―取替を実施。

○

高放射線環境下にさらされるケーブル等 絶縁特性を要求される部位について想定要の絶縁物に発生する可能性がある。

○

・EQケーブルについては、電気学会推 ケーブル
奨案またはACA手法に基づき、健全性評価を実施。
・定期的な絶縁抵抗測定及びケーブル
絶縁診断（高圧のみ）を実施。
（ただし、放射線劣化を考慮するべき
格納容器内に安全系の高圧ケーブルは存在しない。）

3

ﾄﾗｯｷﾝｸﾞ
4比較的高電圧を印加される部位に発生する可能性がある。

絶縁特性を要求される部位について想定要○・定期的な絶縁抵抗測定及びケーブル ―絶縁診断を実施し、測定結果に基づき必要により取替等を実施。
＜PWR＞
・屋外布設ケーブルについては、水溜りの有無を定期的に目視確認実施。

5

・EQ対象機器については、IEEEに準じ 電気設備全般て実施した評価試験結果に基づく健全性評価を実施。
・定期的に絶縁抵抗測定等を実施し、必要により取替を実施。

＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象については、「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：使用環境上、発熱を考慮した設計となっている。また、過負荷による対策として、保護回路（ヒューズ、ノーヒューズブレーカ）を設けている。
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第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.

6

損傷

経年劣化事象

ﾓｰﾄﾞ

定 義
詳細
区分
事象
導通 接点溶着 熱による導通部接点の溶着

導通
不良

7

8

軽水炉で
考慮すべき
事象
要否
×

接点損傷 多数回電流開閉による接点損
傷○

酸化
電気品の導通部接点の酸化，塵埃付着 塵埃付着等による導通性の低
下

○

断線

○

導線の劣化から局部過熱を生じ，導体自身の材質の溶融によって発生する断線

ATENAレポート
米国NUREG-2192との比較

使用材料ごとに想定される経年劣化事象

要否

経年劣化
事象の分
類

－

－

－

アークによる微少溶解が多数回繰り返さ 電気的な接点機能を要求される部位についれると接点荒れによって導通不良を起こ て想定要
す現象。

○

導通不良

電気的接点機能を要求される部位にお 電気的な接点機能を要求される部位についいて，雰囲気・動作頻度・負荷容量・ て想定要
材質等が影響して生じる。

○

ヒューズ 熱伝達機能を要求されるヒータ等，比 電気抵抗による熱エネルギーの伝達機能を材
較的大電流の流れる部位に発生する 要求される部位について想定要
ヒータ材 可能性がある。

○

主要
否の
材料
理由
Ａ －

リレー接
点
開閉器
接点等
計装品
電気品

発生部位と要因－

想定要否の検討

米国NUREG-2192のNew項目概要

60年想定での経年劣化評価状況

附属書D記載包含判断根拠

60年想定における評価内容／状況*2

・動作確認などの実機保全を行い、長 ―期使用はせず取替えを前提。

・定期的な動作確認により、機器の健 ―
全性を確認。

断線

・実機同等品を用いたＯＮ－ＯＦＦ 加圧器ヒータ
寿命試験の結果、導通不良に至らな （ヒータエレメン
いことを確認ト）・機器点検時の抵抗測定により、機器の健全性を確認

9・動作確認、抵抗測定 などの実機保全によって機器の健全性を確認

10

11

特性 信号
変化

入出力特 伝送器・カード式計器・検出器性低下等の使用に伴う入出力特性の
低下

○

計測機
器

発生部位の特定は困難であるが，計 計測機器に対して想定要
測機器は使用に伴い入出力特性に変化を生じる。

○

機能

機能・動 長期課電による電気ストレス，
作特性低 機械的摩耗，塵埃等による，
下機能・動作特性の低下

○

絶縁油
避雷器
素子
半導体
素子
等

長期にわたって電気ストレスを受ける絶 絶縁油，避雷器素子，半導体素子等に縁油及び半導体，機械的摩耗などを 想定要受ける機械部品に発生する可能性がある。

○

想定される設備
／部位*2

特性変化

各種ヒータ

・定期的な特性試験を行い、有意な特 ―性変化がないことを確認することにより、機器の健全性を確認
・定期的な機能確認を行い有意な特 ―性変化がないことを確認することにより、機器の健全性を確認
・絶縁油の成分分析を実施し、劣化傾向を把握＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象については、「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：使用環境上、発熱を考慮した設計となっている。また、過負荷による対策として、保護回路（ヒューズ、ノーヒューズブレーカ）を設けている。
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第１段階スクリーニング
管理
No.

1

2

工業材料で想定される経年劣化事象
経年劣化事
損傷
象
ﾓｰﾄﾞ

区分

コンク
リート
の強
度低
下

熱

定

ATENAレポート

軽水炉で
考慮すべき
事象

義
要否

否の
理由

米国NUREG-2192との比較

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

想定要否の検討

要否

経年劣化
事象の分
類

米国NUREG-2192のNew項目概要

60年想定での経年劣化評価状況

附属書D記載包含判断根拠

60年想定における評価内容／状況 想定される設*2
備／部位*2

コンクリートが高温になると，コン
クリート中に様々な形態で存在する水の逸散によって強度低下
が生じる。

○

コンクリート 高温となる部位
高温となる部位について想定要
コンクリートが高温になると，コンクリート
中の水分の逸散に伴う乾燥に起因する
微細ひび割れ，あるいは水分の移動に起因する空隙の発生によって強度低下
が生じる。

○

強度低下
（熱）

・運転時に最も高温となる部位を選定 PWR:内部コ
して、温度分布解析または原子炉格 ンクリート(１
納容器内の温度実測値によりコンク
次遮蔽壁)
リートの最高温度を算出し、コンクリート BWR:原子の最高温度が温度制限値を下回って 炉ペデスタいることを確認する、時間依存性が無 ル，一次遮い評価を実施。
へい壁

放射線照射 中性子線，ガンマ線などの過度の放射線照射を受けた場合には，コンクリートの強度低下が起こる可能性がある。

○

コンクリート 過度の放射線照射を受ける部位
過度の放射線照射を受ける部位について想コンクリートが過度の放射線照射を受け 定要
た場合には，中性子照射やガンマ線照射による水分逸散などによってコンクリー
トの強度低下が起こる可能性がある。

○

強度低下 ・コンクリート製の原子炉容器に近接する原子炉空洞領域、原子炉（一次/生物学的）遮蔽壁; 附属書Ｄには、米国調査で抽出されたコン ・中性子照射量及びガンマ線照射量の PWR:内部コ（放射線 犠牲遮蔽壁; 原子炉容器サポート/ペデスタル構造は、80年の長期間運転により照射の影響を受 クリートの強度低下（放射線照射）-材料- 最も大きい部位を評価対象とし、運転 ンクリート(１照射）
けてコンクリート強度の低下をもたらす可能性があり、想定される影響を説明するために、申請者は 環境の組み合わせを包含した項目が記載され 開始後60年時点で予想される中性子 次遮蔽壁)想定される影響を説明するためにプラント固有のさらなる評価を必要があるとして追加された。
ている。*1
累積照射量及びガンマ線累積照射量 BWR:原子を放射線照射量解析により算出し、目 炉ペデスタ
安とした値以下であることを確認。
ル，一次遮・目安値以上の部位がある場合はその へい壁
範囲を除いた部材厚で構造体の耐力評価を実施する。

3

中性化

大気中の二酸化炭素がコンクリートと接触することによってコンクリート中の水酸化カルシウムと反応しアルカリ性を失う中性化が表面から進行し，鉄筋を腐食させる。

○

コンクリート 全コンクリート構造物
コンクリート構造物に対して問題となる事象でコンクリートは空気中の二酸化炭素の作 あり想定要用を受けると，表面から徐々にそのアルカリ成分を失い中性化する。中性化がコンクリートの内部に進行し，鉄筋を保護する能力（アルカリ性）が失われると，
鉄筋はコンクリート中の水分や酸素の作用によって腐食し始める。鉄筋の腐食による体積膨張によってコンクリートにひび
割れやはく落が生じ，コンクリート構造物としての健全性が損なわれる可能性
がある。

○

強度低下
（中性
化）

・運転開始後60年経過時点で予想さ 全コンクリート
れる中性化深さを実測や推定式で算 構造物
出し、鉄筋が腐食し始める時点の中性化深さを下回っていることを確認。

4

塩分浸透

コンクリート中に塩化物が存在することによって鉄筋の不動態被膜が破壊され腐食・錆の発生に至る。

○

コンクリート 海水中の塩分の飛来を受ける部位
海水中の塩分の飛来を受ける部位について塩分に含まれる塩化物イオンは鉄筋表 想定要面の不動態被膜を破壊し，腐食を促
進させる。

○

強度低下
（塩分浸
透）

・運転開始後60年経過時点における 屋外部コンク
鉄筋腐食減量を実測や推定式で算出 リート
し、、かぶりコンクリートにひび割れが発生する時点の鉄筋腐食減量を下回っていることを確認。

5

アルカリ骨材 コンクリート中の水酸化アルカリと反応
反応性骨材との反応によってコンクリートが異常な膨張を起こしひび割れに至る。

○

コンクリート 全コンクリート構造物
反応性骨材を使用していないことを確認してアルカリ骨材反応は，ある量の反応性 いない場合は想定要
骨材の存在，硬化体中の細孔中に十分な水酸化アルカリ溶液の存在，コンク
リートが多湿又は湿潤状態に保持されているという３つの条件が同時に成立することによって発生する。
この劣化は，コンクリート打設後の比較的早い時期に生じる。

○

強度低下 ・接近可能な全てのコンクリートのアルカリ骨材反応によるひび割れが新たに追加された。
（アルカリ
骨材反
応）

反応性骨材を使用していないこと等を確認している場合は想定不要

×6

附属書Ｄには、米国調査で抽出されたコンク ・定期的に目視点検を実施し、アルカリ 全コンクリート
リートの強度低下（アルカリ骨材反応）-材 骨材反応に起因すると判断されるひび 構造物
料-環境の組み合わせを包含した項目が記載 割れ等が無いことを確認。*
されている。*1
・また、建設時において、使用している骨材（粗骨材、細骨材）について、反応性試験（化学法やモルタルバー法）を実施し、判定基準値以下であることを確認する、時間依存性が無い評価を実施。
＊：遅延膨張性骨材のアルカリ骨材反応によるコンクリートの強度低下の可能性についても、通常の目視点検などのモニタリングにより兆候を捉えることが可能＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象については、「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
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第１段階スクリーニング
管理
No.

7

8

工業材料で想定される経年劣化事象
経年劣化事
損傷
象

定

ATENAレポート

軽水炉で
考慮すべき
事象

義
要否

否の
理由

米国NUREG-2192との比較

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

ﾓｰﾄﾞ

区分

コンク
リート
の強
度低
下

機械振動

機械振動によってコンクリート構
造物が長期間にわたって繰返し
荷重を受けると，ひび割れが生
じ，コンクリート構造物としての健全性が損なわれる可能性がある。

○

コンクリート 機械基礎コンクリート
機械振動によってコンクリート構造物が長期間にわたって繰返し荷重を受けると，ひび割れが生じ，コンクリート構造物としての健全性が損なわれる可能性
がある。

凍結融解

コンクリート中の水分が凍結すると，水の凍結膨張に見合う水分がコンクリート中を移動し，この際に水圧が生じる。この繰返しによってひび割れ，表面部のはく離が生じ，破壊に至る。

○

想定要否の検討

米国NUREG-2192のNew項目概要

附属書D記載包含判断根拠

60年想定における評価内容／状況 想定される設*2
備／部位*2

○

強度低下
（機械振
動）

・定期的に目視点検を実施し、コンク ―リート表面において、強度に支障をきた
す可能性のある欠陥がないことを確認。

コンクリート 地上部コンクリート
・立地地点が凍結融解作用のおそれのあるとコンクリート中の水分が凍結と融解を繰 判断される場合は想定要返し，その膨張圧によってひび割れや表 ・凍結融解作用のおそれのある地点の知見と面部のはく離が生じ，コンクリートの強度 しては，一般社団法人 日本建築学会 建低下につながる可能性がある。
築工事標準仕様書・同解説 JASS 5 鉄筋
コンクリート工事（2009年）解説図26.1（凍害危険度の分布図）があり，北海道・東北地方については想定要

○

強度低下
（凍結融
解）

・立地地点が凍結融解作用のおそれの 地上部コンクないこと、もしくは、立地地点が凍結融 リート
解のおそれのあると判断される場合には、設計・施工段階において凍結融解作用に対する抵抗性を確保するために有効な空気量を満足することを確認す
る、時間依存性が無い評価を実施。

立地地点が凍結融解作用のおそれのないと判断される場合は想定不要

×9

機械振動を受ける部位について想定要

要否

経年劣化
事象の分
類

60年想定での経年劣化評価状況

10

化学的侵食 地下水などに化学物質（酸類，塩類，油脂，溶剤など）が含まれている場合に，コンクリートが侵食を受け劣化する現象。
また，硫化水素雰囲気では，バクテリアの作用などで酸化され，硫酸となることから，コンク
リートが劣化する現象。

○

コンクリート 化学物質の作用を受ける部位
・地下部コンクリートの侵食に対しては鉄筋のコンクリートが，水分などに含有された化 かぶりを大きくするなどの対策を講じている。
学物質に直接接することによって生じる ・温泉地や化学工場などからの有害な化学可能性がある。
物質の影響はなく，化学物質やバクテリアの作用などで劣化は生じないものと考えられることから想定不要・酸性雨については，雨水の滞留によって長時間接触することはなく問題ないことから想定
不要

×

－

11

（乾燥）
収縮

通常状態で使用されるコンクリー
トについては，コンクリート中の
自由水の逸散に伴う乾燥によって収縮が生じひび割れが発生する。

○

コンクリート 全コンクリート構造物
・乾燥収縮によるひび割れは一般建築物に硬化中のコンクリートから，水分が乾燥 おける壁などの薄い部材において問題となる。
に伴い逸散し，収縮する。
・影響は軽微であることから想定不要

×

－

12

風化

海洋環境，強酸や高濃度の硫酸根との接触，あるいは凍結融解作用を受ける環境などの特別な劣化促進因子にさらされる環境を除外して，通常の使用環
境で，コンクリート中のセメント水和物が周囲の水（雪融け水などの軟水）に溶解して組織が疎となることでコンクリートの強度低下の可能性がある。

○

コンクリート 地下部コンクリート
地下部に存在する水にセメント水和物が溶解し，組織が疎となり強度低下の可能性がある。

軟水など成分濃度の低い水が，河川のように常に新しく供給されるような環境において進行する現象であり，このような環境にさらされていない部位については，想定不要

×

－

13

日射

コンクリート表面の温度変動によって膨張・収縮現象が生じることで，コンクリートの強度低下につながる可能性がある。

○

コンクリート 地上部コンクリート構造物
コンクリート表面の温度変動によって膨張・収縮現象が生じ，コンクリートの強度低下が生じる。

影響は軽微であることから想定不要

×－・劣化管理項目の対象となっていなかったコンクリート、コンクリート製シリンダー配管、鉄筋コンクリー 附属書Ｄには、米国調査で抽出されたコンク
ト、アスベストセメント、セメント系配管、及び配管部品について、原水、処理水環境での化学反リートの強度低下（化学的侵食）-材料-環応、風化を劣化管理項目に追加され、外観観察や継続的な圧力モニタリングが推奨された。
境の組み合わせを包含した項目が記載されている。*1

・劣化管理項目の対象となっていなかったコンクリート、コンクリート製シリンダー配管、鉄筋コンクリー 附属書Ｄには、米国調査で抽出されたコンク
ト、アスベストセメント、セメント系配管、及び配管部品について、原水、処理水環境での化学反リートの強度低下（風化）-材料-環境の組応、風化を劣化管理項目に追加され、外観観察や継続的な圧力モニタリングが推奨された。
み合わせを包含した項目が記載されている。
*1＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象については、「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
48©Atomic Energy Association 2022

米国知見を参考にした経年劣化事象一覧表（コンクリート・鉄骨編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
管理No.

工業材料で想定される経年劣化事象
経年劣化事
損傷
象
ﾓｰﾄﾞ

定

軽水炉で
考慮すべき
事象

義

区分

ATENAレポート

要否

否の
理由

米国NUREG-2192との比較

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

想定要否の検討

要否

経年劣化
事象の分
類

米国NUREG-2192のNew項目概要

60年想定での経年劣化評価状況

附属書D記載包含判断根拠

60年想定における評価内容／状況 想定される設*2
備／部位*214

テンド 緊張力低下 プレストレス損失（ＰＣ鋼材のン
リラクセーション及びコンクリートのの緊乾燥収縮・クリープ）によりテンド
張力
ンの緊張力が低下する可能性
低下
がある。

○

コンクリート プレストレストコンクリートでは，プレスト プレストレストコンクリートのテンドン等に想定レス損失（ＰＣ鋼材のリラクセーション 要
及びコンクリートの乾燥収縮・クリープ）
によりテンドンの緊張力が低下する可能
性がある。

○

緊張力の
低下

・供用期間中検査結果及び60年まで PWR：のプレストレス損失推定により運転開始 PCCV
後60年経過時点におけるテンドンの緊張力予測値を算出し、設計要求値を上回っていることを確認

15

コンク
リート
の遮
蔽
能力
低下

熱

コンクリートが周辺環境からの伝熱や放射線照射による内部発熱を受けると，コンクリート中の水分が逸散し，放射線に対する遮蔽能力が低下する可能性がある。

○

コンクリート 遮蔽機能を要求され高温となる部位
遮蔽機能を要求され高温となる部位についコンクリートが周辺環境からの伝熱や放 て想定要射線照射による内部発熱を受けると，コンクリート中の水分が逸散し，放射線に対する遮蔽能力が低下する可能性が
ある。

○

遮蔽能力
低下
（熱）

・運転時に最も高温となる部位を選定 PWR:内部コ
して、温度分布解析または原子炉格 ンクリート(１
納容器内の温度実測値によりコンク
次遮蔽壁)
リートの最高温度を算出し、コンクリート BWR:ガンマの最高温度が温度制限値を下回って 線遮へい
いることを確認する、時間依存性が無 壁，一次遮い評価を実施。
へい壁

16

鉄骨
の
強度
低下

腐食

鉄は一般に大気中の酸素，水分等と化学反応を起こして腐食する。海塩粒子等によって腐食が促進され，さらに腐食が進行すると鉄骨の断面欠損に至り，鉄骨の強度低下につながる可能性がある。

○

鉄骨

全鉄骨構造物
鉄骨構造物に対して問題となる事象であり鉄は一般に大気中の酸素，水分等と 想定要
化学反応を起こして腐食する。海塩粒
子等によって腐食が促進され，さらに腐食が進行すると鉄骨の断面欠損に至り，鉄骨の強度低下につながる可能性
がある。

○

鉄骨の強
度低下
（腐食）

・定期的に目視点検を行うとともに，有 ―意な塗膜の劣化等が認められた場合には，その部分の塗替等の補修を実施。

疲労

繰返し荷重によって疲労が蓄積し，強度が低下する。

○

鉄骨

繰返し荷重が継続的に加わる部位
排気筒など風による共振現象に起因する繰
風等の繰返し荷重によって金属疲労を 返し荷重を受ける部位について想定要起こし，強度低下に至る可能性があ
る。

○

鉄骨の強
度低下
（疲労）

・風による繰り返し荷重により疲労破壊 排気筒に至る可能性はないことを確認。

風などによる繰返し荷重を継続的に受けることによって疲労が蓄積され，強度低下に影響するような構造部材がない場合は想定不要

×

全鉄骨構造物
薬品等が浸入する環境にさらされていないこ
薬品等の浸入によって鉄部が発錆し， とから想定不要
鉄骨の強度低下が生じる。

×

17

18

19

化学的腐食 薬品等の浸入によって鉄部が発錆することで，鉄骨の強度低下につながる可能性がある。

○

鉄骨

－

＊1：附属書Dの記載レベルの事象-材料-環境の組合せには包含されると判断したが、SLR-SRP記載の個々の環境のメッシュで当該事象を抽出すべきかは、プラント毎の固有環境での検討が必要＊2：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象については、「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
49©Atomic Energy Association 2022

添付資料 2取替困難機器の経年劣化評価と知見拡充事項

50©Atomic Energy Association 2022

本添付資料では，取替困難機器である原子炉圧力容器，原子炉格納容器，コンクリート
構造物のうち，取替可能な部位については取替による機能回復が可能であり，プラントの物理的な供用可否に直接的影響を与えない。このため取替困難機器のうち，取替可能な部
位を除外した上で，残る取替困難部位に対し本検討を行った。
手順としては，機器毎に以下に示すフローに従い検討を実施した。
1 章原子炉圧力容器（1.1 章 原子炉圧力容器（PWR） 1.2 章 原子炉圧力容器（BWR））
2 章原子炉格納容器（2.1 章 原子炉格納容器（PWR） 2.2 章 原子炉格納容器（BWR））
3 章コンクリート構造物

取替困難機器(原子炉圧力容器，原子炉格納容器，コンクリート構造物)

各機器において部位を整理(2021 年末迄に申請された PLM 評価書を参照)

取替困難部位？

No

Yes

取替可能な部位：
個別プラントで評価，及びそれに基づいた保全を実施（取替により機能回復が可能であり，プラントの物理的な供用可否に直接的影響を与えない）

取替困難な部位毎に材料・経年劣化事象の組合せを整理（2021 年末迄に申請された PLM 評価書を参照）

経年劣化事象毎に PLM 評価内容／状況を整理*1（2021 年末迄に申請された PLM 評価書を参照）＊1：各経年劣化評価の信頼性向上等に関する取組
中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項（研究・技術開発事項等）も併せて整理

60 年を超える評価期間を想定した場合の現状の PLM 評

影響無

価手法・データへの影響*2
影響有

検討完了

＊2：評価内容に応じた分類フローは次葉参照

・60 年を超える評価期間を想定した場合の PLM 評価手法・データに対する知見拡充内容

51©Atomic Energy Association 2022

52

©Atomic Energy Association 2022

取替可能な部位（原子炉圧力容器）

機器・構造物
原子炉圧力容器（PWR）

原子炉圧力容器（BWR）

部位
上蓋
上蓋フランジ材料
低合金鋼（ステンレ
ス鋼クラッド）蓋用管台
空気抜用管台600 系ニッケル基合
金690 系ニッケル基合
金

上鏡
上鏡フランジ

低合金鋼
低合金鋼（ステンレ
ス鋼クラッド）

原子炉圧力容器（PWR/BWR
共通）

スタッドボルト

低合金鋼

Ｏリング

－

53

経年劣化事象
疲労割れ
中性子照射脆化
クラッド下層部のき裂
疲労割れ
応力腐食割れ
疲労割れ
応力腐食割れ（溶接金属を含む）
腐食（全面腐食）
疲労割れ
腐食（全面腐食）
疲労割れ
クラッド下層部のき裂
腐食（全面腐食）
疲労割れ（消耗品・定期取替品）©Atomic Energy Association 2022

取替可能な部位（原子炉格納容器）

機器・構造物
原子炉格納容器（PWR）

部位
アニュラスシール

原子炉格納容器（BWR：
Mark-Ⅰ改）

上鏡

原子炉格納容器（BWR：
Mark-Ⅱ及びMark-Ⅱ改）原子炉格納容器（PWR：プ
レストレストコンクリート製）

主フランジボルト
フランジガスケッ
ト
真空破壊弁
ストレーナ
トップヘッド主フランジボルト
ダイアフラムフロ
アーシールベロー
ズ
ガスケット
真空破壊弁
プレストレストシ
ステム（テンドン等）

材料－
ブチルゴム，クロロ
プレンゴム
炭素鋼
合金鋼，低合金鋼－

経年劣化事象（消耗品・定期取替品）
劣化
腐食（全面腐食）
疲労割れ
腐食（全面腐食）（消耗品・定期取替品）

炭素鋼鋳鋼，炭素鋼
ステンレス鋼
炭素鋼
低合金鋼
エチレンプロピレン
ゴム

腐食（全面腐食）閉塞
腐食（全面腐食）
腐食（全面腐食）劣化（硬化）－
炭素鋼
PC 鋼材等（消耗品・定期取替品）
腐食（全面腐食）
テンドンの緊張力低下

54©Atomic Energy Association 2022

1.原子炉圧力容器
1.1 原子炉圧力容器（PWR）
1.1.1 原子炉圧力容器（PWR）に想定される経年劣化事象

部位*１

材料*１

経年劣化事象*１

上部胴，下部胴，下部鏡

低合金鋼(ステンレス鋼クラッド)

上部胴フランジ

低合金鋼(ステンレス鋼クラッド)

冷却材入口管台，冷却材出口管台

安全注入管台*３

炉内計装筒

低合金鋼
(ステンレス鋼クラッド)[セーフエンドはステンレス鋼，溶接金属は 600 系ニッケル基合
金]*２
低合金鋼
(ステンレス鋼クラッド)[セーフエンドはステンレス鋼，溶接金属は 600 系ニッケル基合
金]
600 系ニッケル基合金[セーフエンドはステンレス鋼，溶接金属は 600 系ニッケル基合
金]*４

炉心支持金物600 系ニッケル基合金*４

容器支持金物

低合金鋼

低サイクル疲労
中性子照射脆化
クラッド下層部のき裂
ピッティング
低サイクル疲労クラッド下層部のき裂
低サイクル疲労
応力腐食割れ（溶接金属）
クラッド下層部のき裂
低サイクル疲労
応力腐食割れ（溶接金属）
クラッド下層部のき裂
低サイクル疲労
応力腐食割れ（溶接金属を含む）
低サイクル疲労
応力腐食割れ（溶接金属を含む）
低サイクル疲労*１：部位，材料，経年劣化事象について，PLM 評価書の実績を元に確認している（記載の網羅性の観点から，個別プラント毎で採用している材料等を踏まえると想定不要な経年劣化事
象も記載している）。（以下の表においても同じ）*２：溶接金属に 690 系ニッケル基合金を使用しているプラントまたは溶接金属の接液部に 690
系ニッケル基合金クラッド施工を行っているプラントもある。
*３：安全注入管台を有していないプラントもある。
*４：溶接金属を含む材料に 690 系ニッケル基合金を使用しているプラントもある。

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1.1.2

原子炉圧力容器（PWR）の構造の例
№

部

位

№

部

位

①

上

蓋*１

⑨

蓋用管台*１②

上蓋フランジ*１⑩

空気抜用管台*１

③

上 部 胴

⑪

炉内計装筒

④

上部胴フランジ⑪-1

セーフエンド

⑤

下 部 胴

⑫

炉心支持金物

⑥

下 部 鏡

⑬

スタッドボルト*１⑦

冷却材入口管台⑭

Ｏリング*１⑦-1

セーフエンド⑧

冷却材出口管台⑧-1

セーフエンド*１：取替可能な部位

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1.1.3 原子炉圧力容器（PWR）に対する経年劣化影響

経年劣化
事象

現状（運転開始後 60 年想定）
想定される

60 年を超える評価期間を仮定した場合の影響（80 年を想定して考察）

PLM 評価内容／知見拡充内容 例

部位

PLM 評価への影響

知見拡充の取組（評価手法／データ状況等）（研究・技術開発等）

備考

低サイク 冷却材入口

・低サイクル疲労は，プラントの運転状態（例：起動・停止等）の温度や圧力の変化(A)－

補足資料：原子炉圧力容器(PWR)

ル疲労（過渡）によって生じる応力の変動が繰り返され，比較的ゆっくりと材料に局所的か

左記のとおり，低サイクル疲労は応力とその回数によ（最新知見を反映した個別プラント評価・保全の継低サイクル疲労-1つ微小な変形が蓄積する疲労現象である。

って評価されるが，80 年想定の場合では回数が影響

続）・PLM 疲労評価例

・原子炉圧力容器の管台部等の形状不連続部は応力が集中しやすいために運転期間をを受けて 60 年想定の場合よりも増加すると考えら

通して低サイクル疲労に対する健全性を確保する必要がある。

れ，実績過渡回数の確認と疲労累積係数の算出を継続

管台等

[分類②]

することによって，健全性を確認する。プラント運転
・PLM 評価においては，実際のプラントに生じた起動・停止等の大きな温度・圧力変に伴う過渡回数は 102 オーダ程度であるのに対し，鋼動の発生回数（実績過渡回数）に基づき 60 年運転時点の過渡回数を設定し，JSME 設

種にも拠るが評価用疲労曲線は 106 オーダ以上の繰り計・建設規格及び環境疲労評価手法を用いた疲労評価（含接液環境を考慮した環境疲

返し数に対応しており，80 年想定に際しても適用可労評価）により，疲労累積係数（UF 値）が 1 未満であることを確認している。

能な体系となっている。

(補足資料：原子炉圧力容器(PWR)低サイクル疲労-1)(A)

また，運転経験等の知見を反映しながら，供用期間中

なお，環境疲労評価手法においては，より合理的で信頼性のある評価とすべく最適疲検査等を継続することにより管理可能と考えられる。

労曲線の見直し，環境効果補正係数（Fen）の改訂等が検討されている

・また，供用期間中検査として超音波探傷検査や漏洩試験等を実施している。40 年超の運転期間延長認可申請を実施する際には特別点検としてノズルコーナー部に対する
渦流探傷検査を行っており，異常のないことを確認している。

中性子照 下部胴等・原子炉圧力容器に使用されている低合金鋼については，運転中に燃料の核分裂反応

80 年を想定した評価を行う場合でも，左記の取組を

補足資料：原子炉圧力容器(PWR)

射脆化により発生する中性子の照射を受けるとボイドや転位ループ，溶質原子クラスタ形成

継続する（計画的な監視試験によるデータの拡充と，中性子照射脆化-1[分類③]

や粒界偏析等のミクロ組織変化が生じ，このような欠陥が存在すると材料の変形の際そのデータを踏まえた評価手法見直しを実施し，評価

・原子炉圧力容器の PLM 評価例（転位の移動）の抵抗となり，破壊に対する抵抗（靭性）の低下が生じる。この事象を及び実機運転へ反映する）ことで，健全性を確認する

中性子照射脆化と呼んでいる。

ことが可能と考えられる。

補足資料：原子炉圧力容器(PWR)

・これに対し実機では，JEAC4201-2007[2013 年追補版]「原子炉構造材の監視試験方法」 ただし，80 年を想定する場合には，原子炉圧力容器

中性子照射脆化-2及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」（以下，「技が受ける中性子照射量が増大する等を鑑み，以下の知・照射脆化評価範囲と構造不連術基準解釈」）に従い，監視試験片を計画的に取り出し，衝撃試験等を行うことによっ

見拡充に係る取組を推進することが有効。

続部関係図例て，関連温度移行量や上部棚吸収エネルギー減少量のデータ蓄積を継続している。
(A)

(A)

補足資料：原子炉圧力容器(PWR)・なお，建設時に装荷した監視試験片の数には限りがあるため，試験片の再生，小型試80 年を想定する場合には，監視試験片を十分に確保監視試験片を十分に確保するため，使用済試験片の中性子照射脆化-3

験片の活用，監視試験取り出し計画の最適化等について検討・技術開発が進められてするために，使用済試験片の小型化再生等，試験片の小型化再生や監視試験計画の高度化等の試験片の有・監視試験片取出し要求と監視おり，試験片の再生方法については，既に JEAC4201-2007[2013 年追補版]に規定され有効活用について検討する必要がある。

効活用 や，その試験結果のデータ検証等について

試験片数についてている。(A)（補足資料：原子炉圧力容器(PWR)中性子照射脆化-

知見拡充を図り規格化とその適用に資する。

3）

補足資料：原子炉圧力容器(PWR)

分類①：継続的な実機保全（点検）により健全性を評価・管理している事象
分類②：①②以外の事象（60 年評価で実施した，現状の評価手法により 80 年評価可能な事象）
分類③：80 年評価に際し，知見拡充が望まれる事象

下線：80 年の評価期間を想定した場合に知見拡充が望まれる事項
斜体：各経年劣化評価の信頼性向上に関する取組中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項

57©Atomic Energy Association 2022

経年劣化
事象

現状（運転開始後 60 年想定）
想定される
部位

60 年を超える評価期間を仮定した場合の影響（80 年を想定して考察）

PLM 評価内容／知見拡充内容 例

PLM 評価への影響

知見拡充の取組（評価手法／データ状況等）（研究・技術開発等）・蓄積したデータは適宜規格への反映が行われており，関連温度移行量の算出方法は，

備考

(B)

中性子照射脆化-4・炉型別照射量見込

原子力規制委員会による JEAC4201-2007[2013 年追補版]に関する技術評価書（平成 27(B)

監視試験等による高照射領域のデータの拡充を引続

年 10 月）の「６．技術評価を受けた今後の対応」も踏まえ，継続的に改善が図られて監視試験により蓄積したデータ等を踏まえ，関連温き行い，JEAC4201 の適用範囲の見直しに資する。

いる。なお，JEAC4201-2007[2013 年追補版]の関連温度移行量及び上部棚吸収エネルギ

度移行量及び上部棚吸収エネルギーの算出方法についー減少量の予測には，適用範囲として中性子照射量の上限（それぞれて，継続的に改善を図ることが必要。なお，80 年運1.3×1020n/cm2(E>1MeV)，1.2×1020n/cm2(E>1MeV)）が設定されている。(B)

転を想定する場合は，JEAC4201-2007[2013 年追補版]の適用範囲を超えた照射量を受けるプラントが出てく・また，得られた監視試験片のデータを考慮し JEAC4206-2007「原子力発電所用機器にる可能性がある。（ただし，個別プラントの稼働率や対する破壊靭性の確認試験方法」に従い，加熱・冷却運転時に許容しうる温度圧力の範

中性子束に依存する。）

囲（加熱・冷却制限曲線）及び耐圧漏えい試験温度を設けて運転管理を行っている。

（補足資料：原子炉圧力容器(PWR)中性子照射脆化4）・PLM 評価においては，60 年運転時点において 1.0×1017n/cm2(E>1MeV)）を超える中性子照射量を受ける部位を評価対象部位として，得られた監視試験片のデータを考慮し，JEAC4206 及び技術基準解釈に基づいて，関連温度上昇を考慮した加圧熱衝撃（PTS）評
価，上部棚吸収エネルギー低下に対する評価を実施し，健全性を確認している。
(補足資料：原子炉圧力容器(PWR)中性子照射脆化-1)
また，冷却材出入口管台のノズルコーナー部等の構造不連続部が評価対象部位として加わる可能性についても確認しており（補足資料：原子炉圧力容器(PWR)中性子照射脆化-2），更なる評価期間を想定する場合に対象範囲が構造不連続部まで拡大する場合

は，今後必要に応じ規格化等も視野に入れつつ検討する。

・供用期間中検査として定期的に実施している炉心領域溶接部に対する超音波探傷検査において，脆性破壊の起点となるような有意な欠陥は認められていない。40 年超の運転期間延長認可申請を実施する際には，特別点検として炉心領域部の母材及び溶接部に対して超音波探傷検査を実施し，いずれも脆性破壊の起点となるような有意な欠陥は認められていない。

なお，国内では上述のとおり脆性破壊の起点となるような有意な欠陥は考えにくいものの，微細き裂を仮定した場合の疲労き裂進展評価に拠り評価上の脆性破壊の起点と仮定するき裂の大きさの精緻化を行う事は，長期運転の更なる信頼性向上に有効。

・照射脆化に対し現状行われている健全性評価は，評価体系全体として保守性を有している。このため長期運転に向け，個々の評価に最新知見を反映して，より精緻化する等により評価全体の信頼性向上を図るべく，各種検討が続けられている。具体例としては，破壊靭性が本来有する統計分布特性を考慮して信頼限界を定める破壊靭性評価の高度化，PTS 評価における破壊力に寄与する各種効果の考慮，確率論的破壊力学評価
分類①：継続的な実機保全（点検）により健全性を評価・管理している事象
分類②：①②以外の事象（60 年評価で実施した，現状の評価手法により 80 年評価可能な事象）
分類③：80 年評価に際し，知見拡充が望まれる事象

下線：80 年の評価期間を想定した場合に知見拡充が望まれる事項
斜体：各経年劣化評価の信頼性向上に関する取組中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項

58©Atomic Energy Association 2022

経年劣化
事象

現状（運転開始後 60 年想定）
想定される

60 年を超える評価期間を仮定した場合の影響（80 年を想定して考察）

PLM 評価内容／知見拡充内容 例

部位

PLM 評価への影響

知見拡充の取組（評価手法／データ状況等）（研究・技術開発等）

備考

適用に向けたコードの整備，等の検討が進められている。それら評価の前提となる脆化予測・監視も含め，評価手法の技術的妥当性検証に資する試験への実機材提供等も検討されており，将来的にそれらの結果を規格へ反映し，より信頼性の高い実機健全性確認に繋げるべく活動が行われている。なお，この活動は，スウェーデンの廃炉プラントを活用した材料劣化に関する国際研究プロジェクト（SMILE）参画による海外デー
タの入手等，国内に限らず多角的に行われている。

応力腐食 冷却材入口・応力腐食割れ（SCC）は，材料と環境と応力条件が重畳した場合に発生し，これらの(A)－

補足資料：原子炉圧力容器(PWR)

割れ

３因子のうち１つを取り除くことによって発生を防止することができる。

ウォータージェットピーニングについては長期供用を（最新知見を反映した個別プラント評価・保全の継応力腐食割れ-1

・これまでの運転経験等から 600 系ニッケル基合金を使用している部位は，有意な応

想定した応力緩和を考慮しても応力改善効果が持続さ

続）・ピーニングの応力改善効果長力が発生しない炉心支持金物を除き SCC 発生の懸念が大きいことから，国内の全 PWR

れ応力因子が SCC 感受性に当てはまらない見込であるプラントについて，材料変更や応力改善が図られており，SCC の発生を抑制する対策が事，690 系ニッケル基合金については長期供用を想定施されている。例えば，ウォータージェットピーニング*１により応力条件が改善されてした温度加速試験でも非破断であり材料因子が SCC 感

補足資料：原子炉圧力容器(PWR)

いるプラントや，冷却材出入口管台の接液部に，耐 SCC 性の高い 690 系ニッケル基合

受性に当てはまらない見込である事が，温度加速応力

応力腐食割れ-2

金*２のクラッド施工が実施され，材料条件が改善されているプラントがある。

腐食割れ試験にて示されている。

・690 系 Ni 基合金の耐 PWSCC 長

よって，運転経験等の知見を反映しながら，供用期間

期健全性について

管台等

[分類②]

・PLM 評価では，これらの対策が施されていることを前提に，応力腐食割れが発生する

中検査等を継続することにより管理可能と考えられ可能性は小さいと評価しており，超音波探傷検査等の定期的な点検を行うこととしてる。

期健全性についている。(A)

・なお，40 年超の運転延長認可申請に際しては，特別点検として炉内計装筒母材への過流探傷検査，及び J 溶接部への目視検査を実施し，き裂の無いことを確認している。

*１：ウォータジェットピーニングは温度加速応力腐食割れ試験にて応力改善効果保持が確認されている。
（補足資料：原子炉圧力容器(PWR)応力腐食割れ-1） なお，長期供用された実機の圧縮残留応力の維持確認が NRA 安全研究として計画されており，産業界としてピーニング施工部位に関する情報を提供し，研究方向性決定に協力する。
*２：690 系ニッケル基合金は，温度加速定荷重応力腐食割れ試験で破断が確認されていないが継続して知見拡充中である。
（補足資料：原子炉圧力容器（PWR）応力腐食割れ-2）

クラッド 下部胴等・クラッド下層部のき裂は，原子炉圧力容器の製作時に，原子炉圧力容器に用いられ(A)－

補足資料原子炉圧力容器(PWR)ク

下層部のている低合金鋼にクラッドを施工する際に溶接施工条件が適切ではないことによっ

材料の化学成分を踏まえた，製作時の施工条件に起因（最新知見を反映した個別プラント評価の継続）

ラッド下層部のき裂-1

き裂て，局部的にき裂が発生することが懸念されるものである。

する時間依存の無い事象であるため，80 年を想定す[分類②]・耐 UCC 性に関する PLM 評価例

る場合も事象発現に関する与条件は 60 年想定と同様
・国内の PWR プラントの原子炉圧力容器においては，材料の化学成分を踏まえ，製作であり，各プラントにおいて製造時の施工条件を確認

分類①：継続的な実機保全（点検）により健全性を評価・管理している事象
分類②：①②以外の事象（60 年評価で実施した，現状の評価手法により 80 年評価可能な事象）
分類③：80 年評価に際し，知見拡充が望まれる事象

下線：80 年の評価期間を想定した場合に知見拡充が望まれる事項
斜体：各経年劣化評価の信頼性向上に関する取組中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項

59©Atomic Energy Association 2022

経年劣化
事象

現状（運転開始後 60 年想定）
想定される

60 年を超える評価期間を仮定した場合の影響（80 年を想定して考察）

PLM 評価内容／知見拡充内容 例

部位

時に溶接入熱を管理しクラッド下層部にき裂が発生しない領域でクラッド施工されてPLM 評価への影響

知見拡充の取組（評価手法／データ状況等）（研究・技術開発等）

備考

し健全性を評価する。

いるため，製作時にクラッド下層部のき裂が発生する可能性は小さく，PLM 評価でも同様の評価を行っている。
（補足資料：原子炉圧力容器(PWR)クラッド下層部のき裂-1）(A)・なお，40 年超の運転期間延長認可申請を実施する際には，炉心領域部の全てに対して超音波探傷検査を実施しており，クラッド下層部のき裂がないことを確認している。

ピッティ 上部胴フラ・上蓋が閉止している場合，上蓋と上部胴フランジのシール部が狭隘部であることに

(A)

－

ング

よりピッティング（孔食）の発生が想定される。

80 年を想定する場合も，事象発現に関する温度等の（最新知見を反映した個別プラント評価・保全の継与条件は 60 年想定と同様であり，ピッティングが現

続）

ンジ

[分類①]
・実機においては，通常の保全として，開放点検時にフランジ面の状況を確認し，手入状よりも加速する環境にはならない。

れを行っている。また，一度運転に入ると高温状態となりシール部のステンレス鋼内

よって，運転経験等の知見を反映しながら，開放点検

張り表面に強固な酸化皮膜が形成されるため，有意なピッティングの進展は考えられ時の点検・手入れ等を継続することにより管理可能とず，PLM 評価でも同様の評価を行っている。
（A）考えられる。

分類①：継続的な実機保全（点検）により健全性を評価・管理している事象
分類②：①②以外の事象（60 年評価で実施した，現状の評価手法により 80 年評価可能な事象）
分類③：80 年評価に際し，知見拡充が望まれる事象

下線：80 年の評価期間を想定した場合に知見拡充が望まれる事項
斜体：各経年劣化評価の信頼性向上に関する取組中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項

60©Atomic Energy Association 2022

1.2 原子炉圧力容器（BWR）
1.2.1

原子炉圧力容器（BWR）に想定される経年劣化事象

部位

材料

経年劣化事象低サイクル疲労

低合金鋼，上鏡，下鏡，胴低合金鋼(ステンレス鋼クラッ
ド，高ニッケル合金クラッド)

主フランジ

ノズル，
セーフエンド，貫通部シール，ティ

腐食（隙間腐食，孔食）

炭素鋼，
低合金鋼

低サイクル疲労

炭素鋼，低合金鋼(ステンレス鋼
クラッド)

低サイクル疲労

腐食（FAC 及び全面腐食）

ステンレス鋼，高ニッケル合金

スタッドボルト

低合金鋼

ブラケット

腐食（全面腐食*１，孔食）

ケル合金クラッド)ステンレス鋼，高ニッケル合金

ケット，
スタビライザクラッド下層部き裂

低サイクル疲労低合金鋼(ステンレス鋼クラッド，高ニッ クラッド下層部のき裂

ハウジング，
スタブチューブ

スタビライザブラ

中性子照射脆化

クラッド下層部き裂
低サイクル疲労
応力腐食割れ（溶接金属を含む）
低サイクル疲労
応力腐食割れ（溶接金属を含む）
腐食（全面腐食）低サイクル疲労低サイクル疲労

炭素鋼，低合金鋼

腐食（全面腐食）
摩耗

炭素鋼

腐食（全面腐食）

ステンレス鋼

応力腐食割れ（溶接金属を含む）

支持スカート

低合金鋼

基礎ボルト

低合金鋼，
炭素鋼

低サイクル疲労
腐食（全面腐食）
腐食（全面腐食）*１腐食（全面腐食）は，クラッドが内面に施されていない箇所が対象。

61

1.2.2 原子炉圧力容器（BWR）の構造の例

①

No.

⑫
⑬

⑤

⑥
⑦

上鏡

②

下鏡

③

胴上部

④

胴下部

⑤

上鏡フランジ*１

⑥

胴フランジ

⑦
⑧

⑭

⑧

⑨
純水
(原子炉冷却材)

⑩

④

位

①

③

蒸気

部
*１

主蒸気ノズル，
セーフエンド給水ノズル，
セーフエンド
制御棒駆動機構ハウジ
ング
中性子束計測ハウジン
グ⑪

スタブチューブ⑫

スタッドボルト*１⑬

Ｏリング*１⑭

給水スパージャブラケット⑮

支持スカート

⑯

基礎ボルト

⑮
②

⑪

⑯

*１：取替可能な部位

⑩

⑨

62

1.2.3

経年劣化
事象

原子炉圧力容器（BWR）に対する経年劣化影響

現状（運転開始後 60 年想定）
想定される
部位

60 年を超える評価期間を仮定した場合の影響（80 年を想定して考察）

PLM 評価内容／知見拡充内容 例

PLM 評価への影響

80 年を想定した場合の知見拡充の取組（評価手法／データ状況等）（研究・技術開発等）

備考

低 サ イ ク ノズル，セー・低サイクル疲労とは，プラントの起動・停止時等に受ける温度・圧力変化により，機(A)－

補足資料：原子炉圧力容器(BWR)

ル疲労器に応力変動が生じ，それが供用期間中に繰り返された場合に，疲労割れ発生のリスク

左記のとおり，低サイクル疲労は応力とその回数によ（最新知見を反映した個別プラント評価・保全の継低サイクル疲労-1が生じる劣化事象である。

って評価されるが，80 年想定の場合では回数が影響

続）・PLM 評価例

・温度変化が大きく比較的大きな熱応力が発生する給水ノズル，締付け力が加わる主フを受けて 60 年想定の場合よりも増加すると考えらランジ（含むスタッドボルト），容器の自重が加わる下鏡及び支持スカートを代表としれ，実績過渡回数の確認と疲労累積係数の算出を継続て，これらの部位を設計・建設規格等に基づき評価を行っている。

することによって，健全性を確認する。プラント運転

フエンド等

[分類②]

に伴う過渡回数は 102 オーダ程度であるのに対し，鋼・PLM 評価においては，実際のプラントに生じた起動・停止等の大きな温度・圧力変動

種にも拠るが評価用疲労曲線は 106 オーダ以上の繰りの発生回数（実績過渡回数）に基づき 60 年運転時点の過渡回数を設定し，JSME 設計・建返し数に対応しており，80 年想定に際しても適用可

設規格及び環境疲労評価手法を用いた疲労評価（含接液環境を考慮した環境疲労評価）

能な体系となっている。

により，疲労累積係数（UF 値）が 1 未満であることを確認している。

また，運転経験等の知見を反映しながら，供用期間中(補足資料：原子炉圧力容器(BWR)低サイクル疲労-1)(A)検査等等を継続することにより管理可能と考えられ

なお，環境疲労評価手法においては，より合理的で信頼性のある評価とすべく最適疲労る。

曲線の見直し，環境効果補正係数（Fen）の改訂等が検討されている・ノズル等各部の超音波探傷検査を行って欠陥がないことを確認している。なお，40 年
超の運転期間延長認可申請に際しては特別点検として給水ノズルコーナ部に対する渦流探傷検査を実施し，異常のないことを確認している。

中 性 子 照 胴部(炉心領・金属材料は中性子の照射を受けると非常に微小な欠陥（析出物，マイクロボイド）が80 年想定の場合でも，左記の取組を継続する（計画

補足資料：原子炉圧力容器(BWR)

射脆化

生じ，靭性（破壊に対する抵抗）の低下が生じる。原子炉圧力容器の炉心領域部におい的な監視試験によるデータの拡充と，そのデータを踏

中性子照射脆化-1ては，中性子照射に伴い遷移温度の上昇と上部棚領域の靭性が低下（上部棚吸収エネル

まえた評価手法見直しを実施し，評価及び実機運転へ

・原子炉圧力容器の PLM 評価例

ギーの低下）することが知られている。

反映する）ことで，健全性を確認することが可能。

（上部棚吸収エネルギー）

ただし，80 年想定の場合には，原子炉圧力容器が受

補足資料：原子炉圧力容器(BWR)

ける中性子照射量が増大するため，以下の知見拡充に

中性子照射脆化-2

係る取組を推進することが必要。

・原子炉圧力容器の PLM 評価例

[分類③]

域部)

中性子照射脆化は，材料の銅，リン等の不純物の影響を受けるが，日本では米国等に比してこれらの不純物量は一般に低くなっている。

・中性子照射脆化に対し実機では，JEAC4201及び技術基準解釈に従い監視試験片を計画
的に取り出し，衝撃試験等を行うことによって，関連温度移行量や上部棚吸収エネルギ（関連温度上昇）

ー減少量のデータ蓄積を継続している。

(A) 監視試験の継続によりデータ蓄積が必要。ただ(A) 監視試験片を十分に確保するため，使用済試

PLM評価においては，JEAC4201により関連温度移行量の予測を行い，監視試験結果を包含

し，建設時に装荷した監視試験片の数には限りがある

験片の小型化再生や監視試験計画の高度化等の試験

補足資料：原子炉圧力容器(BWR)

することを確認している。

ため，60 年超を想定する場合には，試験片の再生，片の有効活用 や，その試験結果のデータ検証等に中性子照射脆化-3(補足資料：原子炉圧力容器(BWR)中性子照射脆化-1/2) (A)(B)

小型試験片の活用，監視試験計画の高度化等についてついて知見拡充を図り規格化とその適用に資する。

・照射脆化を考慮した温度-圧力

下線：80 年の評価期間を想定した場合に知見拡充が望まれる事項
斜体：各経年劣化評価の信頼性向上に関する取組中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項

分類①：継続的な実機保全（点検）により健全性を評価・管理している事象
分類②：①②以外の事象（60 年評価で実施した，現状の評価手法により 80 年評価可能な事象）
分類③：80 年評価に際し，知見拡充が望まれる事象

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経年劣化
事象

現状（運転開始後 60 年想定）
想定される

60 年を超える評価期間を仮定した場合の影響（80 年を想定して考察）

PLM 評価内容／知見拡充内容 例

部位

PLM 評価への影響

80 年を想定した場合の知見拡充の取組（評価手法／データ状況等）（研究・技術開発等）

引き続き検討する必要がある。
・関連温度移行量より，JEAC4206に従い，最低使用温度を算出し，原子炉圧力容器の耐（補足資料：原子炉圧力容器(BWR)中性子照射脆化-

圧・漏えい試験時には圧力容器の最低使用温度を守るように運転管理を行っている。

4）

備考

運転制限曲線例

補足資料：原子炉圧力容器(BWR)(補足資料：原子炉圧力容器(BWR)中性子照射脆化-3) (A)(B)

中性子照射脆化-4・監視試験片再生の概要，小型・また，建設時に装荷した監視試験片の数には限りがあるため，試験片の再生，小型試(B) 現行の JEAC4201 の関連温度移行量及び上部棚吸(B) 監視試験等による高照射領域等のデータの拡監視試験片の適用に関する検討

験片の活用，監視試験片の取り出し時期最適化等について検討・技術開発を実施してい収エネルギー減少率の予測精度向上のためには，将来充を行い，JEAC4201 の評価精度向上に取組む。

状況る。

得られる監視試験結果のデータベース整備が継続的に（補足資料：原子炉圧力容器(BWR)中性子照射脆化-4）
（A）

必要。

補足資料：原子炉圧力容器(BWR)
中性子照射脆化-5・低圧注水ノズルコーナ部等の構造不連続部は評価対象部位の選定基準である中性子照・評価対象範囲と構造不連続部

射量 1.0×1017 n/cm2 未満であることを確認している。炉心周方向 45°，135°及びの関係

315°位置に接続されており，この位置では，燃料集合体は相対的に原子炉圧力容器から遠い位置にあり，周方向中性子束相対分布から中性子照射量平均値以下であることか

補足資料：原子炉圧力容器(BWR)

ら，中性子照射量平均値を適用し関連温度の評価を行っている。なお，燃料有効長範囲

中性子照射脆化-6を超える範囲においても，中性子照射量の最大値，平均値ともに急速に減少することか・BWR の原子炉圧力容器におけら，低圧注水ノズルコーナ部で中性子照射量が平均値を超えることはない。

る PTS 検討結果

（補足資料：原子炉圧力容器(BWR)中性子照射脆化-5）

更なる評価期間を想定する場合に対象範囲が構造不連続部まで拡大する場合は，今後必要に応じ規格化要否も考慮に入れ検討する。

・BWR については供用状態 C，D において PTS 事象のような非延性破壊に対して厳しい運
転事象がないこと，国内全プラント網羅するように供用期間 60 年時点での PTS 評価を実施した結果，十分な尤度を持つことが確認されている。
（補足資料：原子炉圧力容器(BWR)中性子照射脆化-6）

・40 年超の運転期間延長認可申請を実施する際に特別点検として，原子炉圧力容器炉心領域部の母材及び溶接部に対して超音波探傷検査を実施し，脆性破壊の起点となるような有意な欠陥は認められていない。また，供用期間中検査として定期的に実施している
超音波探傷検査においても，中性子照射脆化による脆性破壊の起点となるような有意な欠陥は認められていない。

なお，国内では上述のとおり脆性破壊の起点となるような有意な欠陥は考えにくいものの，微細き裂を仮定した場合の疲労き裂進展評価に拠り評価上の脆性破壊の起点と仮定
するき裂の大きさの精緻化を行う事は，長期運転の更なる信頼性向上に有効。

下線：80 年の評価期間を想定した場合に知見拡充が望まれる事項
斜体：各経年劣化評価の信頼性向上に関する取組中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項

分類①：継続的な実機保全（点検）により健全性を評価・管理している事象
分類②：①②以外の事象（60 年評価で実施した，現状の評価手法により 80 年評価可能な事象）
分類③：80 年評価に際し，知見拡充が望まれる事象

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経年劣化
事象

現状（運転開始後 60 年想定）
想定される

60 年を超える評価期間を仮定した場合の影響（80 年を想定して考察）

PLM 評価内容／知見拡充内容 例

部位

PLM 評価への影響

80 年を想定した場合の知見拡充の取組（評価手法／データ状況等）（研究・技術開発等）

備考

・照射脆化に対し現状行われている健全性評価は，評価体系全体として保守性を有している。このため長期運転に向け，個々の評価に最新知見を反映して，より精緻化する等により評価全体の信頼性向上を図るべく，各種検討が続けられている。具体例としては，破壊靭性が本来有する統計分布特性を考慮して信頼限界を定める破壊靭性評価の高度化，PTS 評価における破壊力に寄与する各種効果の考慮，確率論的破壊力学評価適用に向けたコードの整備，等の検討が進められている。それら評価の前提となる脆化予測・監視も含め，評価手法の技術的妥当性検証に資する試験への実機材提供等も検討されており，将来的にそれらの結果を規格へ反映し，より信頼性の高い実機健全性確認に繋げるべく活動が行われている。なお，この活動は，スウェーデンの廃炉プラントを活用した材料劣化に関する国際研究プロジェクト（SMILE）参画による海外データの入手等，国内に限らず多角的に行われている。

応 力 腐 食 ノズル等

・応力腐食割れ（SCC）は，材料と環境と応力条件が重畳した場合に発生し，これらの３(A)－

補足資料：原子炉圧力容器(BWR)

割れ

因子のうち１つを取り除くことによって発生を防止することができる。

ウォータージェットまたはレーザピーニングについて（最新知見を反映した個別プラント評価・保全の継応力腐食割れ-1[分類②]

・原子炉圧力容器のステンレス鋼及び高ニッケル合金使用部位は，高温の純水中または飽

長期供用を想定した応力緩和を考慮しても応力改善効続）・ピーニングの応力改善効果長和蒸気環境中にあるため，溶接部（母材熱影響部を含む）に粒界型応力腐食割れ発生の可果が持続され応力因子が SCC 感受性に当てはまらない能性があるが，これに関しては，ウォータージェットまたはレーザを用いたピーニングに見込である事が，温度加速試験にて示されている。

期健全性についてよる残留応力の改善や定期的な点検により当該事象に対する健全性を確認している。
（A） また，運転経験等の知見を反映しながら，供用期間中
検査等を継続することにより管理可能と考えられる。
*１：ウォータージェットまたはレーザを用いたピーニングは応力改善効果が確認され，効果の持続性も確認されている。
（補足資料：原子炉圧力容器(BWR)応力腐食割れ-1） なお，長期供用された実機の圧縮残留応力の維持確認が NRA 安全研究として計画されており，産業界としてピーニング施工部位に関する情報を提供し，研究方向性決定に協力する。

ク ラ ッ ド 胴部等

クラッド下層部のき裂は，原子炉圧力容器の製作時に，原子炉圧力容器に用いられてい(A)－

補足資料：原子炉圧力容器(BWR)

下層部のる低合金鋼にクラッドを施工する際に材料や溶接施工条件の組合せが適切ではないこと

材料の化学成分を踏まえた製作時の施工条件に起因す（最新知見を反映した個別プラント評価の継続）

クラッド下層部のき裂-1き裂

によって，局部的にき裂が発生することが懸念されるものである。

る時間依存の無い事象であるため，80 年を想定する[分類②]

・耐 UCC 性に関する PLM 評価例

これに関しては，米国 WRC の知見をもとに溶接方法の改善（クラッドの２層盛溶接）

場合も事象発現に関する与条件は 60 年想定と同様でを図る等，製造時に対策を図ることで，クラッド下層部のき裂は発生する可能性は小さあり，各プラントにおいて製造時の施工条件を確認し補足資料：原子炉圧力容器(BWR)い。

健全性を評価する。

クラッド下層部のき裂-2（補足資料：原子炉圧力容器(BWR)クラッド下層部のき裂-1）(A)・特別点検結果例

なお，40 年超の運転期間延長認可申請を実施する際には特別点検として超音波探傷検査を実施しており，有意な欠陥は認められていない。
（補足資料：原子炉圧力容器(BWR)クラッド下層部のき裂-2）

下線：80 年の評価期間を想定した場合に知見拡充が望まれる事項
斜体：各経年劣化評価の信頼性向上に関する取組中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項

分類①：継続的な実機保全（点検）により健全性を評価・管理している事象
分類②：①②以外の事象（60 年評価で実施した，現状の評価手法により 80 年評価可能な事象）
分類③：80 年評価に際し，知見拡充が望まれる事象

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経年劣化
事象

現状（運転開始後 60 年想定）
想定される

60 年を超える評価期間を仮定した場合の影響（80 年を想定して考察）

PLM 評価内容／知見拡充内容 例

部位

PLM 評価への影響

80 年を想定した場合の知見拡充の取組（評価手法／データ状況等）（研究・技術開発等）

備考

腐食（FAC 主 蒸 気 ノ ズ

原子炉圧力容器内部の内面クラッドがない主蒸気ノズル等は，低合金鋼等が高温流体に(A)－

補足資料：原子炉圧力容器(BWR)

及 び 全 面 ル等

接しているため，腐食（全面腐食）が懸念される。また，蒸気が高速で流れる主蒸気ノ80 年を想定する場合も事象進展に関する温度等の与（最新知見を反映した個別プラント評価の継続）

腐食-1

腐食）

ズルは流れ加速型腐食が想定される。

条件は 60 年想定と同様であり，各プラントにおいて[分類②]

これに関しては，全面腐食及び流れ加速型腐食による運転開始後 60 年時点における腐適切な水質管理を実施して環境の維持を図り，運転経食量を予測式により算出し，設計・製造段階で考慮した腐食代よりも十分に小さいこと

験等の知見を反映しながら，個別プラント評価を継続を確認している。

する。

・ノズル部腐食に関する評価例（補足資料：原子炉圧力容器(BWR)腐食-1）(A)

腐食（全 基 礎 ボ ル ト

基礎ボルトの露出部は，炭素鋼もしくは低合金鋼を使用しており，長期運転により腐食の

面腐食）

等

[分類①]

(A)

－

補足資料：原子炉圧力容器(BWR)

懸念がある。これに関しては，通常運転時は原子炉格納容器内は窒素ガス雰囲気中にあり， 80 年を想定する場合も事象進展に関する温度等の与（最新知見を反映した個別プラント評価・保全の継腐食-2

ボルト表面に防錆塗装を実施しているプラントもあり，腐食が発生する可能性は小さい。 条件は 60 年想定と同様であり，ボルトの状態を傾向

続）・東海第二発電所 特別点検結

また，定期的な点検によりボルトの健全性を確認している。

監視し適切な保全を実施することで腐食の抑制が可能

なお，40 年超に際して実施した特別点検において超音波探傷検査により健全性を確認しであることから，運転経験等の知見を反映しながら，ている。

点検等を継続することにより管理可能と考えられる。

果報告書 補足説明資料（補足資料：原子炉圧力容器(BWR)腐食-1）(A)(B)
・コンクリート埋設部

80 年を想定する場合も事象進展に関する温度等の与コンクリートに水酸化カルシウムが含まれており，このため，pH12～13 程度の強いアル

条件は 60 年想定と同様であり，埋設部周辺のコンク

カリ環境を形成し，さらに鉄表面にはカルシウム系皮膜の形成，酸素による表面の不動態

リートのひび割れ等，湿分が侵入し腐食を促進する環化により，腐食速度としては極めて小さいことが知られている。

境への変化を検知するための点検等を行うことで腐食（補足資料:CV(PWR)腐食-1）の抑制が可能であることから，運転経験等の知見を反一般にコンクリート表面から空気中の炭酸ガスを吸収すると，コンクリート中の水酸化カ

映しながら，点検等を継続することにより管理可能とルシウムが炭酸カルシウムに変化し，コンクリート表面から内部に向けて徐々にアルカリ考えられる。

性が失われる（中性化）。
（補足資料コンクリート：中性化による強度低下-1））(B)・コンクリート表面部
原子炉運転中窒素ガス置換を行っているため炭酸ガスが極めて少なく，コンクリートの中性化の速度は極めて小さいと考えられる。(B)

摩耗（摺 ス タ ビ ラ イ

原子炉圧力容器のスタビライザブラケット及びスタビライザについては，摺動部を有し(A)－（最新知見を反映した個別プラント評価・保全の継

動部）

ザブラケッ

ているため摩耗が想定されるが，当該部は地震時のみ摺動するものである。劣化事象とし80 年を想定する場合もプラントの運転状態はこれま[分類①]ト，スタビラては回転機器の軸受のように連続運転している部位の摺動現象等と比べると，地震時におでと大きく変化しないことから，当該部に摩耗が発生・ 続）

イザける接触・摺動の回数は限定的であり，地震以外の要因では，スタビライザの箇所に接触・ 進展する可能性は小さいと考えられるが，地震により摺動を発生させる要因がないことから，当該部に摩耗が発生・進展する可能性は小さい。 設備に損傷が懸念される場合には，地震後点検等を行（A）うことにより管理可能と考えられる。

下線：80 年の評価期間を想定した場合に知見拡充が望まれる事項
斜体：各経年劣化評価の信頼性向上に関する取組中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項

分類①：継続的な実機保全（点検）により健全性を評価・管理している事象
分類②：①②以外の事象（60 年評価で実施した，現状の評価手法により 80 年評価可能な事象）
分類③：80 年評価に際し，知見拡充が望まれる事象

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2.

原子炉格納容器2.1

原子炉格納容器（PWR）

2.1.1 原子炉格納容器（PWR）に想定される経年劣化事象

部位*1

材料

経年劣化事象腐食

トップドーム部

*２

炭素鋼
疲労割れ
腐食

円筒部

*２

炭素鋼
疲労割れ

コンクリート埋設部（スタッド含
む）*２

腐食
炭素鋼
疲労割れ

*１：プレストレストコンクリート製原子炉格納容器（以下「PCCV」という。
）のうち，鉄筋コンクリー
トについては，「コンクリート構造物」で取り扱う。
*２：PCCV の場合は，ライナープレート及びライナーアンカに相当。

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2.1.2

原子炉格納容器(PWR)の構造（鋼製の例）№

部 位① トップドーム部② 円 筒 部
③ コンクリート埋設部④ スタッド⑤ アニュラスシール*１*１：取替可能な部位

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2.1.3 原子炉格納容器（PWR）に対する経年劣化影響

経年劣化
事象
疲労割れ

現状（運転開始後 60 年想定）
想定される

PLM 評価内容／知見拡充内容 例

部位
円筒部等

[分類②]

60 年を超える評価期間を仮定した場合の影響（80 年を想定して考察）
PLM 評価への影響

知見拡充の取組（評価手法／データ状況等）（研究・技術開発等）

備考

・疲労割れは，温度や圧力の変化等によって生じる応力の変動が繰り返され，(A)－＊：原子炉格納容器では，より過渡材料に局所的かつ微小な変形が蓄積する現象である。

低サイクル疲労は応力とその回数によって評（最新知見を反映した個別プラント評価・保が厳しく疲労が蓄積されると考えら

・PLM 評価では，貫通部と異なり，原子炉格納容器本体においては運転中の温度価されるが，80 年想定の場合では特に回数全の継続）れるペネ部（＝取替可能部位）で疲変化，及びそれに伴う圧力変化等しか過渡を受けず，有意な過渡を受けないとが影響を受け，60 年想定から増加すると考評価されている。*

えられる一方，応力発生の基となる温度や圧・なお，現状保全として，定期的に原子炉格納容器漏洩率試験を実施すること

力の変動は，回数に比べ現状から有意な変化

で，バウンダリ機能が維持されていることを確認している。
（A）は無いと考えられる。

労評価を実施している。

また，運転経験等の知見を反映しながら，原
子炉格納容器漏洩率試験等を継続することにより管理可能と考えられる。

腐食
[分類①]

円筒部等

(Ａ)大気接触部(Ａ)－

補足資料：CV(PWR)腐食-1

・原子炉格納容器に用いている炭素鋼は，湿分を含む大気中において腐食が発生

80 年を想定する場合も事象進展に関する温（最新知見を反映した個別プラント評価・保・コンクリート内の鉄の不動態化領することが想定される。しかしながら，国内 PWR プラントの原子炉格納容器につ度等の与条件は 60 年運転想定から有意な変

全の継続）

域グラフ

いては，表面に防食塗装を施工しているため，塗膜が健全であるかぎり，腐食の化は無いと考えられ，円筒部等の腐食は，塗懸念はない。

膜の状態を傾向監視し，必要に応じて再塗装

補足資料：コンクリート：中性化に・なお，現状保全として，定期的に塗膜の状態を確認し，必要に応じて再塗装をすることで，腐食の抑制が可能であることか

よる強度低下-1

行うとともに，原子炉格納容器漏洩率試験を実施することで，バウンダリ機能がら，運転経験等の知見を反映しながら，腐食・コンクリートの中性化評価結果維持されていることを確認している。

の促進を抑えるべく，適切な保全を継続する

・また，40 年超に際して，特別点検として塗膜の点検を実施しており，さらにそことにより管理可能と考えられる。

の際に念の為自主的に内表面塗膜の付着性試験も実施し，付着性を確認しているプラントもある。

(Ｂ)コンクリート埋設部（B）

・塗装等により腐食を防止しており，塗膜等が健全であれば腐食進行の可能性は80 年を想定する場合も事象進展に関する温小さい。コンクリート埋設部は塗膜の状態を確認することが困難であるが，コン度等の与条件は 60 年想定から有意な変化はクリート内の水酸化カルシウムにより強アルカリ環境を形成しており，塗膜がな無いと考えられ，埋設部周辺のコンクリート

い状態でも鉄表面は不動態化しているため，腐食速度としては極めて小さい。

のひび割れ等，湿分が侵入し腐食を促進する（補足資料：CV(PWR)腐食-1）

環境への変化を検知することで，腐食の抑制

ただし，コンクリートの中性化等の影響は緩やかであると考えられるものの劣化が可能である。

要因として考慮する必要がある。

また，運転経験等の知見を反映しながら，適（補足資料：コンクリート中性化による強度低下-1）

切な保全を継続することにより管理可能と考なお，現状保全として，定期的に原子炉格納容器漏洩率試験を実施することで，えられる。

分類①：継続的な実機保全（点検）により健全性を評価・管理している事象
分類②：①②以外の事象（60 年評価で実施した，現状の評価手法により 80 年評価可能な事象）
分類③：80 年評価に際し，知見拡充が望まれる事象

下線：80 年の評価期間を想定した場合に知見拡充が望まれる事項
斜体：各経年劣化評価の信頼性向上に関する取組中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項

69©Atomic Energy Association 2022

経年劣化
事象

現状（運転開始後 60 年想定）
想定される

PLM 評価内容／知見拡充内容 例

部位

60 年を超える評価期間を仮定した場合の影響（80 年を想定して考察）
PLM 評価への影響

知見拡充の取組（評価手法／データ状況等）（研究・技術開発等）

備考

バウンダリ機能が維持されていることを確認するとともに，コンクリート埋設部
周辺のコンクリートの目視点検を実施し，コンクリートの健全性を確認している。

分類①：継続的な実機保全（点検）により健全性を評価・管理している事象
分類②：①②以外の事象（60 年評価で実施した，現状の評価手法により 80 年評価可能な事象）
分類③：80 年評価に際し，知見拡充が望まれる事象

下線：80 年の評価期間を想定した場合に知見拡充が望まれる事項
斜体：各経年劣化評価の信頼性向上に関する取組中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項

70©Atomic Energy Association 2022

2.2 原子炉格納容器（BWR）
2.2.1 原子炉格納容器（BWR）に想定される経年劣化事象
部位

材料

経年劣化事象ドライウェル（上鏡，円筒胴，球形胴，ベント管）*１（トップヘッド，円錐部）*２

炭素鋼

腐食

サプレッションチェンバ（円筒部）*１*２

炭素鋼

腐食

炭素鋼

腐食

スプレイヘッダ，ベントヘッダ，ダウンカマ
等*１

炭素鋼

腐食

トーラス部*１

炭素鋼

腐食

ベント管ベローズ*１

ステンレス鋼

疲労割れ

ベント管*１*２
真空破壊弁*１*２
主フランジボルト*１*２

炭素鋼
炭素鋼
低合金鋼
ステンレス鋼

腐食
腐食
腐食
疲労割れ

ｴﾁﾚﾝﾌﾟﾛﾋﾟﾚﾝｺﾞﾑ

劣化（硬化）

炭素鋼，
低合金鋼

腐食

サンドクッション部（鋼板）*１*２

ダイヤフラムフロアーシールベローズ*１*２
スタビライザ，シアラグ*１*２
基礎ボルト

*１*２

低合金鋼

摩耗
腐食

*１：原子炉格納容器（Mark-Ⅰ改）の構造に対する部位*２：原子炉格納容器（Mark-Ⅱ）の構造に対する部位

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2.2.2 代表的な原子炉格納容器（BWR）の構造(Mark-Ⅰ改の例)
No.
①
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧
⑨
⑩
⑪

⑪
⑩

①
⑧
⑨

⑫
⑬
⑭
⑮
⑯
⑰

A-A 断面

⑱
⑲
⑳

②
⑥
⑦

A

部

ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾁｪﾝﾊﾞ

位

上鏡*１
円筒胴
球形胴
ｺﾝｸﾘｰﾄ埋設部
ｻﾝﾄﾞｸｯｼｮﾝ部
ﾍﾞﾝﾄ管
ﾍﾞﾝﾄ管ﾍﾞﾛｰｽﾞ
主ﾌﾗﾝｼﾞﾎﾞﾙﾄ*１
ﾌﾗﾝｼﾞｶﾞｽｹｯﾄ*１
ｽﾀﾋﾞﾗｲｻﾞｼｱﾗｸﾞ
ｽﾌﾟﾚｲﾍｯﾀﾞ
ﾄｰﾗｽ部
真空破壊弁*１
ｻﾎﾟｰﾄ
基礎ﾎﾞﾙﾄｽﾌﾟﾚｲﾍｯﾀﾞ
ﾍﾞﾝﾄﾍｯﾀﾞ
ﾀﾞｳﾝｶﾏｽﾄﾚｰﾅ*１

A

⑫
⑳

⑭

⑰
⑱
⑲
⑳
⑬

④

③

ｚ

ｚ
72

⑤
ｚ

⑯ ⑮
*１：取替可能な部位©Atomic Energy Association 2022

代表的な原子炉格納容器（BWR）の構造(Mark-Ⅱの例)
No.

部

位
*１

トップヘッド ，

①

円錐部

③
④

主フランジボルト
ベント管

ドライ

シールベローズ⑤

ガスケット*１⑥

スタビライザ⑦

上部シアラグ⑧

円筒部⑩

ダイアフラムフロアー

ウェル

部

⑨

*１

②

No.

*２

⑪

サプレッ
ションチ
ェンバ

⑫

位

サンドクッション 部（鋼板）
真空破壊弁*１
下部シアラグ
基礎ボルト

②

⑤

①

⑦

⑥

④
⑪
③

⑩

⑨
⑧
⑫
*１：取替可能な部位*２：ｴﾁﾚﾝﾌﾟﾛﾋﾟﾚﾝｺﾞﾑについては取替可能な部位

73©Atomic Energy Association 2022

2.2.3

60 年を超える評価期間を仮定した場合の影響（80 年を想定して考察）

現状（運転開始後 60 年想定）

経年劣化
事象

原子炉格納容器（BWR）に対する経年劣化影響想定される

PLM 評価内容／知見拡充内容 例

部位

PLM 評価への影響

知見拡充の取組（評価手法／データ状況等）（研究・技術開発等）

疲労割れ

ダイヤフラ

・疲労割れは，温度や圧力の変化等によって生じる応力の変動が繰り返され，材料

(A)

－

[分類②]

ムフロアー

に局所的かつ微小な変形が蓄積する現象である。

低サイクル疲労は応力とその回数によって評（最新知見を反映した個別プラント評価・

ダイアフラムフロアーシールベローズ(金属ベローズ)は，ドライウェルとサプレ

価されるが，80 年想定の場合では応力（温保全の継続）ーズ，

ッションチェンバとの事故時等の熱膨張差を吸収するために取付けられており，熱度や圧力）に比べ回数が影響を受け，60 年

ベント管ベ

膨張時の疲労の蓄積による疲労割れが想定されるが，通常時の温度変動は，プラント想定から増加すると考えられ，実績過渡回数ローズ

起動・停止によるもので，発生応力・回数は小さく疲労割れが発生する可能性は小さの確認と疲労累積係数の算出を継続することい。

によって，健全性を確認する。プラント運転

シールベロ

また，定期的に原子炉格納容器全体漏えい率試験によりバウンダリ機能の健全性を確認している。

備考に伴う過渡回数は 102 オーダ程度であるのに対し，鋼種にも拠るが評価用疲労曲線は 106
オーダ以上の繰り返し数に対応しており，長期運転に際しても評価可能な体系となっている。
また，運転経験等の知見を反映しながら，漏えい率試験等を継続することにより管理可能と考えられる。

腐食

ドライウェ

ドライウェルの鋼板等には材料に炭素鋼を使用しているものがあり，腐食の発生が

(A)

－

[分類①]

ル，サプレッ

想定されるが，鋼板の内面及び外面に塗装を施しており，塗膜の健全性を維持する

80 年を想定する場合も事象進展に関する温（最新知見を反映した個別プラント評価・ションチェことで，腐食の発生を防止できる。(A)度等の与条件は 60 年想定と同様であり，塗保全の継続）ンバ（円筒部

なお，適宜塗膜の健全性を目視点検により確認し，必要に応じて補修塗装を行うこ

膜の状態を傾向監視し，必要に応じて再塗装等）等ととしている。 また，定期的に原子炉格納容器全体漏えい率試験によりバウンダすることで，腐食の抑制が可能。

リの健全性を確認するとともに，同試験前の可視範囲の目視点検において塗膜の健また，運転経験等の知見を反映しながら，漏全性を確認している。

えい率試験等を継続することにより管理可能と考えられる。

腐食

基礎ボルト

基礎ボルトは低合金鋼であり，基礎ボルト全体がコンクリートに埋設されているこ(A)－

補足資料：CV(PWR)腐食-1

[分類①]

（コンクリ

とから，コンクリートが中性化した場合に腐食の発生が想定される。

80 年を想定する場合も事象進展に関する温（最新知見を反映した個別プラント評価・・コンクリート内では腐食域内度等の与条件は 60 年想定と同様であり，埋保全の継続）に無いグラフ

ート埋設部） （補足資料：CV(PWR)腐食-1）

設部周辺のコンクリートのひび割れ等，湿分
しかし，実機コンクリートにおけるサンプリング結果では中性化は殆ど確認されてが侵入し腐食を促進する環境への変化を検知

補足資料：コンクリート中性化

おらず，腐食が発生する可能性は小さい。

することで，腐食の抑制が可能。

による強度低下-1（補足資料：コンクリート中性化による強度低下-1）(A)

また，運転経験等の知見を反映しながら，点・コンクリートの中性化評価結分類①：継続的な実機保全（点検）により健全性を評価・管理している事象
分類②：①②以外の事象（60 年評価で実施した，現状の評価手法により 80 年評価可能な事象）
分類③：80 年評価に際し，知見拡充が望まれる事象

下線：80 年の評価期間を想定した場合に知見拡充が望まれる事項
斜体：各経年劣化評価の信頼性向上に関する取組中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項

74©Atomic Energy Association 2022

現状（運転開始後 60 年想定）

経年劣化
事象

想定される
部位

60 年を超える評価期間を仮定した場合の影響（80 年を想定して考察）

PLM 評価内容／知見拡充内容 例

PLM 評価への影響

知見拡充の取組（評価手法／データ状況等）（研究・技術開発等）

なお，コンクリート埋設部周辺のコンクリートの目視点検を実施し，コンクリート

検等を継続することにより管理可能と考えらの健全性を確認している。

れる。

備考

果例

摩耗

スタビライ

スタビライザ，上部シアラグ及び下部シアラグは摺動部を有しているため摩耗が想

（A）

－

[分類①]

ザ等

定されるが，地震時のみ摺動するものであり，発生回数が非常に少ないため，摩耗に80 年を想定する場合も運転に起因する摩耗（最新知見を反映した個別プラント評価・よる機能への影響は小さい。(A)

評価のための与条件は 60 年想定と同様であ保全の継続）

り，当該部に摩耗が発生・進展する可能性は小さいと考えられるが，地震により設備に損傷が懸念される場合には，地震後点検等により健全性の確認を行う。

分類①：継続的な実機保全（点検）により健全性を評価・管理している事象
分類②：①②以外の事象（60 年評価で実施した，現状の評価手法により 80 年評価可能な事象）
分類③：80 年評価に際し，知見拡充が望まれる事象

下線：80 年の評価期間を想定した場合に知見拡充が望まれる事項
斜体：各経年劣化評価の信頼性向上に関する取組中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項

75©Atomic Energy Association 2022

3. コンクリート構造物
3.1 コンクリート構造物に想定される経年劣化事象及び劣化要因

区分

構造物

経年劣化事象

劣化要因
熱

放射線照射

PWR
BWR
共通

コンクリートの強度低下
コンクリート
構造物

中性化
塩分浸透
アルカリ骨
材反応
機械振動
凍結融解
熱

コンクリートの遮蔽能力低下76

想定される部位
PWR:内部コンクリート(１次遮蔽壁)BWR:原子炉ペデスタル，一次
遮へい壁
PWR:内部コンクリート(１次遮蔽壁)BWR:原子炉ペデスタル，一次
遮へい壁
全コンクリート構造物
屋外部コンクリート
全コンクリート構造物
PWR:タービン架台等
BWR:タービン発電機架台等
地上部コンクリート
PWR:内部コンクリート(１次遮蔽壁)BWR:ガンマ線遮へい壁，一次
遮へい壁©Atomic Energy Association 2022

3.2

コンクリート構造物に対する経年劣化影響
60 年を超える評価期間を仮定した場合の影響（80 年を想定して考察）

現状（運転開始後 60 年想定）
経年劣化事象熱（コンクリー
トの強度低
下）
[分類②]

想定される部位

PLM 評価内容／知見拡充内容 例

PWR:内部コンクリー
ト(１次遮蔽壁)・熱によるコンクリートの強度低下は，温度条件によってはコンクリート中の水分の逸散に伴BWR:原子炉ペデスタ
ル，一次遮へい壁

備考

PLM 評価への影響

知見拡充の取組（評価手法／データ状況等）（研究・技術開発等）(A)－

補足資料：コンクリート熱

う乾燥に起因する微細なひび割れ，あるいは水分の移動に起因する空隙の拡大等により強度

温度が 70℃程度ならばコンクリートの基（最新知見を反映した個別プラントによる強度低下-1が低下する現象である。

本特性に大きな影響を及ぼすような自由の評価の継続）・100℃程度以下ならば圧・一般にコンクリートは，温度が 70℃程度ならばコンクリートの基本特性に大きな影響を及ぼ

水の逸散は生じず，100℃程度以下ならば縮強度の低下は少ない事にすような自由水の逸散は生じず，100℃程度以下ならば圧縮強度の低下は少ない。一方，コン

圧縮強度の低下は少ない知見有り，80 年

触れている文献

クリート温度が 190℃付近まで上昇すると結晶水が解放され始め，さらに高温になると脱水の評価期間を想定する場合も時間依存性現象が著しくなるため，コンクリートの特性に影響が出始めるとされている。

が無く，運転時の最高温度が温度制限値

補足資料：コンクリート熱(補足資料：コンクリート熱による強度低下-1)を下回っていることの確認を行うことにによる強度低下-2

よって健全性を確認する。

・温度制限値（局部・PLM においては，運転時に最も高温となる部位を選定して，温度分布解析または原子炉格納容器内の温度実測値によりコンクリートの最高温度を算出し，コンクリートの最高温度が日90℃，一般部分 65℃）を

本建築学会「原子炉建屋構造設計指針・同解説」において定められた温度制限値（局部 90℃，

下回っていることの確認例

一般部分 65℃）を下回っていることを確認している。(補足資料：コンクリート熱による強度低下-2)（A）

・40 年超の運転期間延長認可申請では，構造物の強度・機能に影響を及ぼさない範囲で，対象の部位の中で点検項目に照らして使用材料及び使用環境条件が最も厳しくなる場所からコアサンプルを採取し，特別点検を実施することで，機能が維持されていることを確認している。

・なお，長期間加熱を受けるコンクリートの物性変化に関するデータ取得を目的とした長期コンクリート加熱試験が行われている。

分類①：継続的な実機保全（点検）により健全性を評価・管理している事象
分類②：①②以外の事象（60 年評価で実施した，現状の評価手法により 80 年評価可能な事象）
分類③：80 年評価に際し，知見拡充が望まれる事象

下線：80 年の評価期間を想定した場合に知見拡充が望まれる事項
斜体：各経年劣化評価の信頼性向上に関する取組中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項

77©Atomic Energy Association 2022

60 年を超える評価期間を仮定した場合の影響（80 年を想定して考察）

現状（運転開始後 60 年想定）
経年劣化事象

放射線照射（コンクリー
トの強度低
下）
[分類②]

想定される部位

PLM 評価内容／知見拡充内容 例

PWR:内部コンクリー
ト(１次遮蔽壁)BWR:原子炉ペデスタ

・放射線照射によるコンクリートの強度低下は，中性子照射に起因する骨材の体積膨張やガン

ル，一次遮へい壁

備考

PLM 評価への影響

知見拡充の取組（評価手法／データ状況等）（研究・技術開発等）(A)－

補足資料コンクリート：放マ線照射に起因する内部発熱によるコンクリート中の水分の逸散等により，強度が低下する

80 年を想定する場合も，累積照射量が強（最新知見を反映した個別プラント

射線による強度低下-1現象である。

度低下に関する左記の評価上の基準目安の評価の継続）・運転開始後 60 年時点で２０

・現行の基準によると，供用期間中（60 年想定）における累積の中性子照射量は 1×10

n/cm２を超えないこととなっているが，試験結果を踏まえた最新知見によると，1×10１９
２

n/cm の中性子照射量から強度低下する可能性があることが確認されている。

値を下回っていることの確認を行うこと予想される中性子照射量及によって健全性を確認する。

びガンマ線照射量の PLM 評(B)

・ガンマ線照射量と強度との関係に関する文献によると，少なくとも 2×10８Gy（2×10１０rad）程度のガンマ線照射量では有意な強度低下は見られない。

価例
80 年を想定する場合も，強度低下に関する左記の評価上の基準目安値を超えた場

補足資料コンクリート：放・PLM においては，中性子照射量及びガンマ線照射量の最も大きい部位を評価対象とし，運転合に採用する耐力評価により，累積照射射線による強度低下-2

開始後 60 年時点で予想される中性子累積照射量及びガンマ線累積照射量を放射線照射量解量の予測値が基準目安値を超える拡大範・照射量が基準目安値を超析により算出し，目安とした値（中性子照射量 1×1019n/cm２)，ガンマ線照射量 2×10８Gy

囲を確認することによって健全性を確認える範囲を除いた部材厚でする。

構造体の耐力を評価した

１０

（2×10

rad）
）以下であることを確認している。

(補足資料：コンクリート放射線による強度低下-1) (A)PLM 評価例

・また，目安値を超える部位がある場合には，照射量が基準目安値を超える範囲を除いた部材
厚で構造体の耐力を評価し，設計荷重を上回ることを確認している。

補足資料コンクリート：放(補足資料：コンクリート放射線による強度低下-2) (B)

射線による強度低下-3
・評価手法の高度化概要

・なお，40 年超の運転期間延長認可申請では，構造物の強度・機能に影響を及ぼさない範囲
で，対象の部位の中で点検項目に照らして使用材料及び使用環境条件が最も厳しくなる場所
からコアサンプルを採取し，特別点検を実施することで，機能が維持されていることを確認している。

・現状評価手法にて 60 年想定の健全性評価は可能であるが，より合理的な評価手法の高度化*に関し，国プロ「高経年化対策に資するコンクリート照射劣化に関する研究」で検討されている。
（補足資料コンクリート：放射線による強度低下-3）＊：実機条件（骨材種別の違い等）を踏まえた新たな判定目安値／累積照射量に応じたコン
クリート強度の低減率／目安値を超える範囲が拡大した場合にも適用できる，より合理的な耐力評価手法 等

分類①：継続的な実機保全（点検）により健全性を評価・管理している事象
分類②：①②以外の事象（60 年評価で実施した，現状の評価手法により 80 年評価可能な事象）
分類③：80 年評価に際し，知見拡充が望まれる事象

下線：80 年の評価期間を想定した場合に知見拡充が望まれる事項
斜体：各経年劣化評価の信頼性向上に関する取組中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項

78©Atomic Energy Association 2022

60 年を超える評価期間を仮定した場合の影響（80 年を想定して考察）

現状（運転開始後 60 年想定）
経年劣化事象想定される部位

PLM 評価内容／知見拡充内容 例

中性化

全コンクリート構造・コンクリートの中性化は，本来アルカリ性であるコンクリートが大気中の炭酸ガス等の外部（コンクリー

物

備考

PLM 評価への影響

知見拡充の取組（評価手法／データ状況等）（研究・技術開発等）(A)－

補足資料：コンクリート中（最新知見を反映した個別プラント性化による強度低下-1

環境の影響を受けて徐々にそのアルカリ性を失っていく現象である。また，コンクリートの80 年を想定する場合も，実測や推定式か

トの強度低中性化が鉄筋位置まで進むと，鉄筋を腐食環境から保護する機能が低下し，コンクリートのら算出した評価時点の中性化深さが，鉄下）

ひび割れがある場合には水分及び酸素の作用により鉄筋が腐食する可能性が高まる。

筋が腐食し始める時点の中性化深さを下価例。なお，80 年時点の回っていることの確認を行うことにより試評価をしたところ，鉄筋健全性を確認する。

が腐食し始めるときの中性[分類②]・PLM においては，運転開始後 60 年経過時点における中性化深さを実測や推定式で算出し，鉄筋が腐食し始める時点の中性化深さを下回っていることを確認している。

の評価の継続）・PLM による中性化深さ評（補足資料：コンクリート中性化による強度低下-1） (A)

化深さを下回っている。

・また，40 年超の運転期間延長認可申請では，構造物の強度・機能に影響を及ぼさない範囲で，対象の部位の中で点検項目に照らして使用材料及び使用環境条件が最も厳しくなる場所から
コアサンプルを採取し，特別点検を実施することで，機能が維持されていることを確認して
いる。

塩分浸透

屋外部コンクリート・コンクリート構造物における塩分浸透は，飛来塩分及び海水とその飛沫の影響により，コン(A)－

補足資料：コンクリート塩（最新知見を反映した個別プラント

分浸透による強度低下-1（コンクリー

クリート表面に付着した塩分に含まれる塩化物イオンがコンクリート内部に浸透していく現

80 年を想定する場合も，実測や推定式かトの強度低象である。塩化物イオンが鉄筋位置まで進むと，鉄筋を腐食から保護する機能が低下し，水ら算出した評価時点の鉄筋腐食減量が，下）

分及び酸素の作用により鉄筋が腐食する可能性が高まる。

かぶりコンクリートにひび割れが発生す評価例。なお，80 年時点

・PLM においては，運転開始後 60 年経過時点における鉄筋腐食減量を実測や推定式で算出し，る時点の鉄筋腐食減量を下回っているこの試評価をしたところ，評かぶりコンクリートにひび割れが発生する時点の鉄筋腐食減量を下回っていることを確認しとの確認を行うことにより，健全性を確

価基準値を下回っている。

ている。

認する。

[分類②]

の評価の継続）・PLM による鉄筋腐食減量（補足資料：コンクリート塩分浸透による強度低下-1） (A)・また，40 年超の運転期間延長認可申請では，構造物の強度・機能に影響を及ぼさない範囲で，対象の部位の中で点検項目に照らして使用材料及び使用環境条件が最も厳しくなる場所から
コアサンプルを採取し，特別点検を実施することで，機能が維持されていることを確認している。

分類①：継続的な実機保全（点検）により健全性を評価・管理している事象
分類②：①②以外の事象（60 年評価で実施した，現状の評価手法により 80 年評価可能な事象）
分類③：80 年評価に際し，知見拡充が望まれる事象

下線：80 年の評価期間を想定した場合に知見拡充が望まれる事項
斜体：各経年劣化評価の信頼性向上に関する取組中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項

79©Atomic Energy Association 2022

60 年を超える評価期間を仮定した場合の影響（80 年を想定して考察）

現状（運転開始後 60 年想定）
経年劣化事象想定される部位

PLM 評価内容／知見拡充内容 例

アルカリ骨材

全コンクリート構造

・アルカリ骨材反応は，コンクリート中の反応性シリカを含む骨材と，セメント等に含まれる反応物（コンクリー
トの強度低

備考

PLM 評価への影響

知見拡充の取組（評価手法／データ状況等）（研究・技術開発等）(A)

アルカリ（ナトリウムイオンやカリウムイオン）が，水の存在下で反応してアルカリ珪酸塩

設計・施工時の骨材に大きく左右されるを生成し，この膨張作用によりコンクリートにひび割れが生じる現象である。

事象であるため，80 年を想定する場合－

補足資料：コンクリートア（最新知見を反映した個別プラント

ルカリ骨材反応による強度の評価・保全の継続）

低下-1

・PLM 評価においては，定期的に目視点検を実施し，アルカリ骨材反応に起因すると判断されも，建設時の反応性試験結果が判定基準

・使用している骨材につい下）

るひび割れ等が無いことを確認している。また，建設時において，使用している骨材（粗骨値を下回っていることの確認，目視によて，判定基準値以下である[分類②]

材，細骨材）について，反応性試験（化学法やモルタルバー法）を実施し，判定基準値以下

るひび割れの確認を行うことにより，健ことを確認している PLM 評であることを確認している。

全性を確認する。

価例（補足資料：コンクリート：アルカリ骨材反応による強度低下-1）(A)・遅延膨張性骨材のアルカリ骨材反応によるコンクリートの強度低下の可能性についても，通常の目視点検や部材変形等のモニタリングにより兆候を捉えることが可能である。
・また，40 年超の運転期間延長認可申請では，構造物の強度・機能に影響を及ぼさない範囲で，対象の部位の中で点検項目に照らして使用材料及び使用環境条件が最も厳しくなる場所から
コアサンプルを採取し，特別点検を実施することで，機能が維持されていることを確認している。

・なお，アルカリ骨材反応による変状が認められたとしてもそれが直ぐにコンクリートの機能喪失に繋がる訳ではないため，モニタリングによってその進行の程度を把握し，アルカリ骨材反応による変状を考慮して部材・構造体の性能を適宜評価することにより，健全性を示す
評価フローを検討している。

機械振動

PWR:タービン架台等（コンクリー

BWR:タービン発電機

ト の 強 度 低 架台等

・機械振動により，コンクリート構造物が長期間にわたって繰返し荷重を受けると，ひび割れや異常振動等が発生する可能性がある。

(A)
80 年を想定する場合も，定期的な目視点

・PLM 評価においては，定期的に目視点検を実施し，コンクリート表面において，強度に支障を検に拠る健全性が維持される限り繰り返下）

きたす可能性のある欠陥がないことを確認している。

し荷重の有意な変化は無く，定期的な目[分類②]（補足資料：コンクリート機械振動による強度低下-1）(A)

視点検を行うことにより健全性の確認は－

補足資料：コンクリート機（最新知見を反映した個別プラント

械振動による強度低下-1の評価・保全の継続）

・タービン/EDG 架台の BWRの評価例可能。また，運転経験等の知見を反映しながら，点検等を継続することにより管理可能と考えられる。

凍結融解（コンクリー
トの強度低地上部コンクリート・コンクリート中の水分が凍結し，それが気温の上昇や日射を受けること等により融解するという作用を繰返すことでコンクリートにひび割れ等が生じる現象である(A)
立地地点及び設計・施工時の条件に起因－

補足資料：コンクリート凍（最新知見を反映した個別プラント

結融解による強度低下-1

・PLM 評価においては，立地地点が凍結融解作用のおそれのないこと，もしくは，立地地点が凍する事象であるため，80 年を想定する場の評価の継続）・凍結融解作用に対する抵下）

結融解のおそれのあると判断される場合には，設計・施工段階において凍結融解作用に対す合も，凍結融解のおそれが判断される場抗値を確保する為に有効な[分類②]

る抵抗性を確保するために有効な空気量を満足することを確認している。

合には，設計・施工段階において有効な空気量の評価例（補足資料：コンクリート凍結融解による強度低下-1）（A）

空気量を満足することの確認により，健全性を確認する。

分類①：継続的な実機保全（点検）により健全性を評価・管理している事象
分類②：①②以外の事象（60 年評価で実施した，現状の評価手法により 80 年評価可能な事象）
分類③：80 年評価に際し，知見拡充が望まれる事象

下線：80 年の評価期間を想定した場合に知見拡充が望まれる事項
斜体：各経年劣化評価の信頼性向上に関する取組中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項

80©Atomic Energy Association 2022

60 年を超える評価期間を仮定した場合の影響（80 年を想定して考察）

現状（運転開始後 60 年想定）
経年劣化事象熱（コンクリー
トの遮蔽能力低下）[分類②]

想定される部位

PLM 評価内容／知見拡充内容 例

PWR:内部コンクリー
ト(１次遮蔽壁)BWR:ガンマ線遮へい・熱によるコンクリートの遮蔽能力低下は，周辺環境からの伝達熱及び放射線照射に起因する壁，一次遮へい壁

備考

PLM 評価への影響

知見拡充の取組（評価手法／データ状況等）（研究・技術開発等）（A）－

内部発熱により，コンクリート中の水分が逸散し，放射線に対する遮蔽能力が低下する現象で80 年の評価期間を想定する場合も時間依ある。

存性が無く，運転時の最高温度が左記の・放射線防護の観点から，コンクリート遮蔽体の設計に適用されている「コンクリート遮蔽体

温度制限値を下回っていることの確認を設計規準」（R.G.Jaeger et al.「Engineering Compendium on Radiation Shielding(ECRS)

行うことによって健全性を確認する。

（最新知見を反映した個別プラントの評価の継続）VOL.2」）には，周辺及び内部最高温度の制限値が示されており，コンクリートに対しては中性子遮蔽で 88℃以下，ガンマ線遮蔽で 177℃以下となっている。
・PLM においては，運転時に最も高温となる部位を選定して，温度分布解析または原子炉格納容器内の温度実測値によりコンクリートの最高温度を算出し，コンクリートの最高温度が上記規準において定められた温度制限値を下回っていることを確認している。（A）
・また，40 年超の運転期間延長認可申請では，構造物の強度・機能に影響を及ぼさない範囲で，対象の部位の中で点検項目に照らして使用材料及び使用環境条件が最も厳しくなる場所からコアサンプルを採取し，特別点検を実施することで，機能が維持されていることを確認している。

分類①：継続的な実機保全（点検）により健全性を評価・管理している事象
分類②：①②以外の事象（60 年評価で実施した，現状の評価手法により 80 年評価可能な事象）
分類③：80 年評価に際し，知見拡充が望まれる事象

下線：80 年の評価期間を想定した場合に知見拡充が望まれる事項
斜体：各経年劣化評価の信頼性向上に関する取組中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項

81©Atomic Energy Association 2022

別 添

経年劣化評価に関する取組中／取組予定の
主要な知見拡充事項

82©Atomic Energy Association 2022

本別添では，OE 情報や研究成果より速やかに取り組むべき知見があるもの，国際機関や規制当局と連携し産業界として着目しているもの等の観点より，各経年劣化評価の信頼性向上等に関する取組中，ないし取組予定の主要な知見拡充事項を，附属書 D の事象毎に纏めた。
なお，各知見拡充項目の内容の参考となる様に，PLM 評価項目・内容についても添付資料 1 同様に「60 年想定での経年劣化評価状況」欄に記載している。

83©Atomic Energy Association 2022

経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象

ﾓｰﾄﾞ

区分

減肉 摩耗
1

定

軽水炉で
考慮すべき
事象

義

詳細
事象
ｱﾌﾞﾚｯｼﾌﾞ 摩擦面の一方が硬い物体であ摩耗る場合及び摩擦面間に硬い異物が介在した場合に生じる微小な切削作用によって生じる摩凝着摩耗 耗
滑り部，摩擦面の実接触部に

要否
○

○

おける微視的な凝着に起因す
る摩耗

否の
理由

60年想定での経年劣化評価状況

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

経年劣化
事象の分
類
要否

想定要否の検討

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 異物混入した際の回転機器のシール部 構造上摩擦及び滑りが考えられる部位にﾆｯｹﾙ基 等で問題となることが考えられる。材料 ついて想定要
合金の組み合わせ，異物混入等が影響す
炭素鋼 る。
低合金 進行の程度は材料の組み合わせ，雰 構造上摩擦及び滑りが考えられる部位に鋼
囲気，荷重，速度等で異なるが，回 ついて想定要
銅合金 転機器の軸受部及び弁シート部等の フランジとボルトの接触部等，保全に伴い

2

○

摩耗

60年想定における評価内容／状況*1

・目視点検などの実機保全によって劣化傾向を把握。

想定される設備／部位*1

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等

―

○

―

滑り部が対象となる。PWRの炉内構造 発生することも考慮して要否判断をするこ
物等の流体振動による摩擦面も対象と と（IGALL）
なる。

3

4

腐食

腐食摩耗 化学反応又は電気化学反応
によってできた反応生成物が摩擦によって除去される。これを繰返して生じる摩耗○

高温及び腐食性雰囲気にさらされる滑 構造上摩擦及び滑りが考えられる部位にり部で問題となることが考えられる。
ついて想定要○―疲労摩耗 接触する個体間に微小な振動等によって繰返し応力を受けた
疲労破壊によって生じる表面の摩耗○

部材の面圧及び相対すべりの大きさが 構造上摩擦及び滑りが考えられる部位に支配的となり，微小な間隙を有し，一 ついて想定要方の部位が流体等によって振動を励起される部位等で問題となることが考えら
れる。

○

―

全面腐食 局部電池作用によって表面一様に錆が発生する腐食○5ｽﾃﾝﾚｽ鋼 腐食性の環境にさらされる部位で問題
ﾆｯｹﾙ基 となることが考えられる。
合金
腐食性の強い環境及び温度が高い場
合に加速される。

6

全面腐食 局部電池作用によって表面一様に錆が発生する腐食
7

ATENAレポート

○

炭素鋼
低合金
鋼
銅合金

腐食性の環境にさらされる部位で問題となることが考えられる。
腐食性の強い環境及び温度が高い場
合に加速される。

大気環境及び水質管理されている環境（炉水，給復水，冷却水等）では，
不動態皮膜が形成されているため有意な全面腐食が生じないことが確認されており想定不要

×

水質管理されていない環境にある部位については想定要
海水環境及び屋外環境等の腐食性雰
囲気環境にある部位について想定要（IGALL）○

・目視点検などの実機保全によって劣化傾向を把握。

防錆剤の注入された環境以外の環境にある部位について想定要防錆剤の注入された環境（冷却水系統
設備）では有意な腐食が生じないことが確認されているが想定要○・目視点検などの実機保全によって劣 ―化傾向を把握。

・国外PWRで発生している制御棒駆動機構のサーマルスリーブの摩耗については、国内プラントにおいても代表プラントでの摩耗量確認等の知見拡充を実施の上で、順次PLMにて対象に挙げ評価している。

腐食―＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
84©Atomic Energy Association 2022

経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象

ﾓｰﾄﾞ

区分

減肉 腐食
8

定

孔食

軽水炉で
考慮すべき
事象

義

詳細
事象
異種金属 腐食電位が大きく異なる２種
接触腐食 類の金属が電解質中で電気的に接触されている時，腐食電位の違いによって生じる腐食
材料表面の不動態膜の破壊によって生じる局部的腐食

ATENAレポート

要否
○

○

否の
理由

60年想定での経年劣化評価状況

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 腐食性雰囲気環境に置かれている，ﾆｯｹﾙ基 異種金属の電気的な接触のある部位
合金で問題となることが考えられる。
炭素鋼 腐食電位差，導電率，温度等によっ
低合金 て加速される。
鋼
通常塩化物を含む水環境に置かれた銅合金 不動態金属の自由表面上に凹み状の金属溶解箇所が拡大していく腐食形態であり，水質（塩化物イオン濃度，
溶存酸素濃度），温度等によって加
速される。

9

経年劣化
事象の分
類
要否

想定要否の検討

海水環境及び屋外環境等の腐食性雰
囲気環境にある部位について想定要（IGALL）○

・目視点検などの実機保全によって劣 ―化傾向を把握。

海水環境及び屋外環境等の腐食性雰
囲気環境にあり，隙間形状を有する部
位について想定要（IGALL）○

・目視点検などの実機保全によって劣化傾向を把握。

―

・目視点検などの実機保全によって劣化傾向を把握。

―

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 腐食性のある水質環境に置かれた隙
ﾆｯｹﾙ基 間形状を有する材料に生じる腐食形
合金態であり，水質（導電率，塩化物イ
炭素鋼 オン，溶存酸素等）及び隙間形状
低合金 （隙間幅，隙間深さ等）等によって
鋼加速される。
銅合金

ほう酸腐
食

○

炭素鋼
低合金
鋼

金属が溶けたような腐食形態となる特 フランジ部等から内部流体（ほう酸水）
徴があり，発生箇所はほう酸が濃縮さ の漏えいが認められた場合等については想れる箇所に限られる。（IGALL）
定要

○

11

水に添加しているほう酸が濃縮
して水が酸性になって生じる腐
食

○

銅合金

銅合金の腐食環境（酸素，ｱﾝﾓﾆｱの 銅合金製の伝熱管を用い，かつ，運転侵入）部位においては長期間の運転 圧力が大気圧以下，かつ，蒸気凝縮器
で銅成分が溶出しｱﾝﾓﾆｱｱﾀｯｸが生じる である部位は想定要可能性がある。

○

12

ｱﾝﾓﾆｱｱﾀｯ 銅合金が腐食環境（酸素，ｱｸ
ﾝﾓﾆｱの侵入）において銅成分が溶出して生じる腐食
流れ加速 材料，流体の流れ，環境の因型腐食子が重なり合って生じる，腐食(FAC)／ｴ と物理作用の相乗効果による
ﾛｰｼﾞｮﾝ･ｺ 減肉ﾛｰｼﾞｮﾝ○ｽﾃﾝﾚｽ鋼 比較的高速の液流れに接する材料にﾆｯｹﾙ基 生じる局部腐食であり金属に耐食性を合金与えている酸化皮膜が機械的力によっ
低合金 て剥がれて，下地金属が直接に腐食
鋼性環境にさらされるためと考えられ，流速，水質，温度，酸素濃度等によって加速される。

13

ｽﾃﾝﾚｽ鋼は，低温（300℃以下）で低流速（10数m/s以下）の環境の部位であれば有意なFAC／エロージョン・コロー
ジョンが起こらないので想定不要
ニッケル基合金はステンレス鋼に比べて耐FAC性／耐エロージョン・コロージョン性が優れていることから同様の環境の部位であれば想定不要低合金鋼は耐FAC性／耐エロージョン・コ
ロージョン性に優れているため想定不要

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等

・目視点検などの実機保全によって劣 ―化傾向を把握。

○○

10想定される設備／部位*1

屋外環境及び海水環境等の腐食性雰囲気にあり，異種金属の電気的接触が考えられる部位については想定要隙間腐食 材料表面の異物付着又は構
造上の隙間部分に生じる酸素
濃度濃淡電池作用あるいは金属イオン濃度による濃度差電池作用による腐食

腐食60年想定における評価内容／状況*1―

×＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
85©Atomic Energy Association 2022

経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象

ﾓｰﾄﾞ

区分

減肉 腐食

14

15

定

軽水炉で
考慮すべき
事象

義

詳細
事象
流れ加速 材料，流体の流れ，環境の因型腐食子が重なり合って生じる，腐食(FAC)／ｴ と物理作用の相乗効果による
ﾛｰｼﾞｮﾝ･ｺ 減肉ﾛｰｼﾞｮﾝ

要否

否の
理由

18

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

想定要否の検討

経年劣化
事象の分
類
要否

腐食

60年想定における評価内容／状況*1

想定される設備／部位*1

炭素鋼
銅合金

比較的高速の液流れに接する材料に生じる局部腐食であり金属に耐食性を与えている酸化皮膜が機械的力によって剥がれて，下地金属が直接に腐食性環境にさらされるためと考えられ，流速，水質，温度，酸素濃度等によって加速される。

①炭素鋼
日本機械学会発電用設備規格配管
減肉管理に関する技術規格にて，管理対象とされている系統について想定要②銅合金
熱交換器の伝熱管について想定要○選択腐食 合金中の卑金属成分のみが微
視的局部電池によって選択的に溶出する形態の腐食

○

銅合金
鋳鉄

海水等の電解質溶液中の合金におい 海水系統設備で使用される銅合金，鋳て発生する。
鉄等について想定要
材質，導電率等が影響する。

○

微生物腐 微生物の活動の結果放出され食る物質による局所的な腐食性
環境によって発生する腐食○○

露点腐食 腐食性ガス（SO3，HCl）が低温部で硫酸及び塩酸となって凝縮することによって発生する
腐食○

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 硫酸バクテリアは水中の硫化水素及び 滞留している密閉型容器等について想定
ﾆｯｹﾙ基 チオ硫酸塩あるいは硫黄を酸化して硫 要（IGALL）
合金
酸を作り，このときに生じるエネルギーを
炭素鋼 利用して生活している。この結果生成さ低合金 れる硫酸によって水は強酸性となって著鋼
しい腐食を起こす。
銅合金 その他に，鉄バクテリア，水素バクテリ
ア，硫酸塩還元バクテリア，ニトロバク
テリア等が腐食を発生させる。
酸によっ 雑固体焼却炉，DG等では，被燃焼 雑固体焼却炉，DG，ボイラ等，排気て腐食さ 物（燃料）に含まれる硫黄等が燃焼 ガスに腐食性ガスを含む機器の排気系部
れる材 によって腐食性排気ガス（SO3，位について想定要料HCl）として炉外に排出され，温度低下時にガスが結露し，酸露点腐食が発生することが考えられる。

○―（高温） 高温の酸化性気体との接触に酸化
よって化学的に反応して表面に酸化物皮膜を生じ，皮膜のき裂，はく離によって進行していく
腐食○

炭素鋼 燃料を燃焼させている様な高温となる
ｽﾃﾝﾚｽ鋼 部位において発生することが考えられる。

ボイラ等で高温にさらされる部位について
想定要

○

―

硫化

高温の硫黄化合物を含む環境
で金属が硫化物を生じる消耗

×

A

－

－

－

－

浸炭

高温のCO／CO2や炭化水素雰囲気で母材内に金属炭化物が生成することによる靭性の
低下

×

A

－

－

－

－

19

20

60年想定での経年劣化評価状況

○

16

17

ATENAレポート

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等

・目視点検などの実機保全によって劣化 ―傾向を把握。（配管FACは肉厚測定）―

・目視点検などの実機保全によって劣化傾向を把握。

―＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
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第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象

ﾓｰﾄﾞ

区分

軽水炉で
考慮すべき
事象

義

60年想定での経年劣化評価状況

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

経年劣化
事象の分
類
要否

想定要否の検討

×21

高温のNH3雰囲気中で母材内に金属窒化物が生成することによる靭性の低下

否の
理由
A

×

A

－

－

－

－

22

ハロゲン化 金属がハロゲンガス中においてハ
ロゲン化合物となり，それが揮発することで生じる腐食

×

A

－

－

－

－

23

油灰腐食 金属材料がバナジウム化合物
を含む高温状態の燃焼灰との接触による酸化で生じる腐食

×

A

－

－

－

－

24

溶融塩腐 溶融塩との接触によって拡散溶
食解，イオン・錯塩の溶出及び質量移行を生じる腐食
溶融金属 固体金属の溶融金属（液体
接触脆化 金属）との接触による強度の
低下

×

A

－

－

－

－

ｷｬﾋﾞﾃｰｼｮ 流速の差がある条件下においﾝて，高速部で発生したｷｬﾋﾞﾃｰ
ｼｮﾝの崩壊によって生じる浸食○

液滴衝撃 液体又は固体粒子の衝突によ
ｴﾛｰｼﾞｮﾝ る機械的作用によって生じる減（LDI） 肉／ｴﾛｰｼﾞｮ
ﾝ

○

減肉 腐食

25
減肉 エロー
ジョン

詳細
事象
窒化

定

ATENAレポート

要否

－

－

－

－

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 ポンプの羽根車等で流体と機械構成部 キャビテーションの発生が想定される部位
ﾆｯｹﾙ基 分との相対速度が大きくなって，その場 （ポンプ羽根車，高差圧減圧装置下流
合金
所の静圧が下がり液の蒸気圧程度にな 部）について想定要
炭素鋼 るとき，そこに生じる局部的な沸騰に低合金 よって液の蒸気で満たされた小さな気泡
鋼が発生し，下流の静圧の比較的高い
銅合金 場所で急激に消滅して生じる大きな衝
撃圧で材料が損傷を受ける事象であり，流速，材質（硬さ）等によって加
速される。

○

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 高速流の水蒸気から凝縮して小滴が 小滴が生じるような高速の水蒸気にさらさ
ﾆｯｹﾙ基 生じるような状態に置かれた部位は， れる部位（タービン羽根部）及び高減圧
合金
液滴の衝突によって材料に損傷を生じ 部で流速が大きくなる部位は想定要
炭素鋼 る。
低合金 又，タービンの水蒸気から凝縮した水鋼
は固定羽根の後縁から小滴となって蒸27
銅合金 気に同伴され，高速回転している回転
ﾁﾀﾝ,ﾁﾀﾝ 羽根に衝突して損傷をもたらす。
合金
高減圧部で流速が大きくなる部位は減肉が発生する可能性がある。
BWRの復水器細管の表面に発生する（ドロップレットエロージョン）。
＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載○

26

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない

60年想定における評価内容／状況*1

想定される設備／部位*1

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等

腐食

腐食

・目視点検などの実機保全によって劣化
傾向を把握

―

・目視点検などの実機保全によって劣化
傾向を把握

―

[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
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経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（機械編）
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第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象

ﾓｰﾄﾞ

区分

割れ 疲労

定

軽水炉で
考慮すべき
事象

義

詳細
事象
疲労割れ 繰返し応力によって静的強度より低い応力で生じる破壊

ATENAレポート

要否
○

否の
理由

60年想定での経年劣化評価状況

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

経年劣化
事象の分
類
要否

想定要否の検討

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 疲労強度は材料，形状，応力状態 設計条件及び過去の運転実績に基づ
ﾆｯｹﾙ基 及び環境によって影響を受ける。環境の き，工学的判断による評価上厳しい部
合金
影響については高温水環境の方が大 位について想定要
炭素鋼 気環境に比べて疲労強度が低下するこ
低合金 とが知られている。
熱成層が生じるような配管において想定
鋼
疲労評価はS-N曲線をベースに行う。 要
銅合金 熱成層が生じる箇所において，その変動によって割れ発生の可能性がある。 高低温流体合流部等において想定要
高低温流体合流部等の温度ゆらぎが生じる部位では，高サイクル熱疲労割 小口径管台，ポンプ主軸，熱交換器伝れによる割れ発生の可能性がある。
熱管等において想定要
小口径管台，ポンプ主軸，熱交換器
伝熱管等の繰返し応力が発生する部
位は高サイクル疲労割れの可能性がある。

○

60年想定における評価内容／状況*1

想定される設備／部位*1

疲労割れ ①低サイクル疲労①クラス1機・JSME「設計建設規格」及びJSME「環 器他
境疲労評価手法」*に基づき、実績過渡
回数を踏まえた60年想定時の疲労累積係数を算出して健全性を確認。

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等＊JSME「環境疲労評価手法」において、より合理的で信頼性のある評価とすべく最適疲労曲線の見直し、環境効果補正係数（Fen）の改訂等が検討されている＜PWR＞
・この際、運転操作型熱成層が懸念される機器（PWRの加圧器、蒸気発生器
等）については、熱成層の影響を加味して疲労累積係数を算出。

②高サイクル熱疲労（高低温水合流
②高低温水
型）
合流部（配
・配管についてはJSME「配管の高サイクル 管、炉内構
熱疲労に関する評価指針」に基づき有意 造物 他）
な温度変動が生じないことを確認。有意な温度変動が生じる箇所については、実績過渡回数を踏まえた60年想定時の疲
労累積係数を算出して健全性を確認。
・その他機器についても、設計上有意な温度変動が生じないことを確認。

28③高サイクル熱疲労（キャビティフロー型 ③１次冷却
熱成層）
材管の分岐
・JSME「配管の高サイクル熱疲労に関す 管る評価指針」に基づき、構造健全性上有意な温度変動の発生を回避できることを確認。
④高サイクル熱疲労（弁グランドリーク型 ④１次冷却熱成層及び弁シートリーク型熱成層）材管の閉塞
・定期的に隔離弁の分解点検を実施し、 分岐管等
弁からの有意なリークを防止。
⑤高サイクル疲労（振動）⑤小口径管・設計上有意な振動が生じないことを確 台、温度計
認。（温度計ウェル等はJSME配管内円 ウェル、ポンプ
柱状構造物の流力振動評価指針を使 主軸、熱交用して確認）
換器伝熱管等

29

腐食疲労 腐食性環境中において腐食部を起点とした繰返し応力によって静的強度より低い応力で生じる破壊○

腐食環境にあり繰返し応力を受ける部 孔食等の生じる腐食性環境中で繰返し位について，腐食部を起点として破壊 応力を受ける部位について想定要を生じることがある。

＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない○

・腐食性環境においては、起点となる孔 左記条件に食等に対し健全性評価を実施し実機保 合致する機
全を主に対応。
器・配管等
・なお炉水中においては、上記疲労割れを想定する中で環境因子を考慮して評価を実施（例：クラス1機器の環境疲
労）[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
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経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（機械編）
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工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象

ﾓｰﾄﾞ

区分

割れ 疲労

30

定

軽水炉で
考慮すべき
事象

義

詳細
事象
ﾌﾚｯﾃｨﾝｸﾞ 互いに押しつけられ，接触して疲労いる２物体が相対的に微小振幅の繰返しすべり運動をしており，さらに接触面に外部荷重に起因する繰返し応力が作用した時に生じる疲労損傷

ATENAレポート

要否
○

否の
理由

60年想定での経年劣化評価状況

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

経年劣化
事象の分
類
要否

想定要否の検討

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 PWRのポンプの主軸（ｽﾃﾝﾚｽ鋼）や蒸 2物体の面圧が19.6MPa
ﾆｯｹﾙ基 気発生器（ｲﾝｺﾈﾙ）において過去に損 （2kgf/mm2）以上で，かつ相対すべ傷が認められている。従来知見では面 りが発生する部位について想定要
合金
炭素鋼 圧が19.6MPa（2kgf/mm2）以上と インペラとの接合が焼きばめのポンプの主低合金 高く，かつ相対すべりが発生する部位 軸は想定要鋼で発生の可能性がある。
銅合金

2物体の面圧が19.6MPa33

想定される設備／部位*1

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等

疲労割れ ポンプ主軸
・焼きばめ軸・構造上ないし設計上有意な応力/回数 でかつ曲げ応が発生しないことを確認，もしくは，定期 力が作用す的な分解点検時に検査を実施し割れの る両持ちポン
無い事を確認。
プの主軸＜PWR＞
蒸気発生器（伝熱管）
・蒸気発生器伝熱管のフレッティング疲労は、起因事象が伝熱管の減肉であるため、定期的な渦流探傷検査により傾向
監視。

×

2

（2kgf/mm ）未満，又は相対すべりが発生しない部位については想定不要

31

32

○

60年想定における評価内容／状況*1

割れ SCC

応力腐食 材料の腐食感受性と作用応力
割れ
並びに腐食環境が重なり合った
条件で起こる割れ（粒界割
れ，貫粒割れを含む）○

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 粒界型SCC：低炭素化されていない ①BWR，PWR使用環境において，オーステナイト系ステンレス鋼において， 100℃未満の条件では想定不要
引張り残留応力が高く，Cr欠乏（鋭②BWR環境で100℃以上の流体と接液敏化域）がみられる溶接熱影響部でし，は，高温環境中でSCCが確認されて・低炭素オーステナイト系ステンレス鋼でいる｡（鋭敏化域）
表面硬化層の存在が否定できない部位
また，低炭素オーステナイト系ステンについて想定要レス鋼では，強加工された加工硬化部
・低炭素化されていないオーステナイト系
で高い引張残留応力の表面硬化層にステンレス鋼では，引張り残留応力が高SCCが確認されている。
く，材料中にCr欠乏（鋭敏化域）がみられる溶接熱影響部等の高残留応力部
で想定要③PWRの一次系環境で，溶存酸素濃

×
○

応力腐食
割れ
・対象部については適宜ISI等の点検を実施し、炉心シュラウド等については、
ウォータージェットピーニング法等による応力改善を実施している。

炉内構造 ・今後NRA安全研究にて実機材の予防保全対策技術施工箇所に対する長期供用期間におけ物，配管等 る圧縮残留応力維持の確認に関し検討がなされる見込である。

×・2020年に大飯３号加圧器スプレイ配管溶接部で生じた亀裂については、発生メカニズムが全て明らかになっていないことから、ATENA粒界割れWGで知見拡充を進めている。
なお、PWR各社で類似箇所の検査強化を実施中である。

-9

度を5×10 （5ppb）以下，塩化物イ
オン濃度を0.05×10-6（0.05ppm）
以下に管理しており，④以外の条件下ではSCC発生の可能性が極めて小さいことから想定不要3435④PWRの一次系環境で閉塞部位等一
時的に酸素濃度が高くなる部位について
想定要○・高温かつ溶存酸素濃度が高くなる部位 左記条件にについて、耐応力腐食割れ性に優れた材 合致する機料への取替を実施。
器・配管等⑤100℃以下の条件であっても，水質中に苛性ソーダ等が添加されており，アルカ
リ環境となっている場合には想定要○・内部流体が苛性ソーダの機器について 格納容器ス
は評価対象として抽出の上で、使用材料 プレイ系統-使用温度-NaOH濃度からなる文献の応力腐食割れ発生条件と実機使用条件を比較して、個別機器毎に応力腐食
割れ可能性が低いことを確認。

36＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
89©Atomic Energy Association 2022

経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象ﾓｰﾄﾞ

区分

割れ SCC
37

38

定

軽水炉で
考慮すべき
事象

義

詳細
事象
応力腐食 材料の腐食感受性と作用応力
割れ
並びに腐食環境が重なり合った
条件で起こる割れ（粒界割
れ，貫粒割れを含む）

ATENAレポート

要否
○

否の
理由

60年想定での経年劣化評価状況

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

経年劣化
事象の分
類
要否

想定要否の検討

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 貫粒型SCC：オーステナイト系ステンレ ①BWRの炉水は溶存酸素濃度を0.2×
ス鋼は塩化物イオンが存在する水溶液 10-6(0.2ppm)以下，塩化物イオン濃中で貫粒型SCCが生じやすい。又，大 度を0.1×10-6(0.1ppm)以下で管理し気接触側において，海塩粒子が付着 ており，この条件下ではSCC発生の可能
し，塩分の濃縮が起きている部位につ 性が極めて低いことから想定不要
いても，同様に貫粒型SCCが確認されている。（建設後に機器表面に塩素を ②PWR一次系環境は溶存酸素濃度を5含有するテープ等を貼り付け，その塩 ×10-9(5ppb)以下，塩化物イオン濃度分が熱サイクルを経る等によって濃縮し を0.05×10-6(0.05ppm)以下に管理した表面においても同様である）ており，⑤以外の条件下ではSCC発生の可能性が極めて小さいことから想定不要③炉水環境以外で温度が50℃以下の部位は想定不要

39×

想定される設備／部位*1

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等

応力腐食
割れ

×

×

○

40

④BWRの炉水使用環境以外で，局所的に塩素濃度が高い部位については想定
要

○

41

⑤PWR一次系環境で閉塞部位等一時的に塩素濃度が高くなる部位については
想定要⑥ｵｰｽﾃﾅｲﾄ系ｽﾃﾝﾚｽ鋼の配管・機器で，海塩粒子にさらされたり，屋外設備及び屋内設備のうち外気が直接流入する扉等の近傍にある設備等で塩分を含む大気にさらされているもの，あるいは，表面に塩分を含むﾃｰﾌﾟが貼り付けられ，濃縮作用を受ける可能性のある部位について
は想定要

○

42

60年想定における評価内容／状況*1

・局所的に塩素濃度が高くなる可能性が 左記条件にある部位については、定期的な点検／材 合致する機
料変更／構造変更等の保全対応を実器・配管等施。
・屋外機器は、塗膜または防水措置（保温）により塩分の付着を防止。
・屋内設備のうち外気が直接流入する扉等の近傍については、塩分濃度を測定し、有意な塩分の付着がないことを確認。
・塩分を含むテープによる応力腐食割れつ
いては、機器表面の残存テープ有無を確 屋外機器等認し、テープ痕部は浸透探傷検査により健全性を確認。

＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
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経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象ﾓｰﾄﾞ

区分

割れ SCC

定

軽水炉で
考慮すべき
事象

義

詳細
事象
応力腐食 材料の腐食感受性と作用応力
割れ
並びに腐食環境が重なり合った
条件で起こる割れ（粒界割
れ，貫粒割れを含む）

ATENAレポート

要否
○

否の
理由

60年想定での経年劣化評価状況

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

経年劣化
事象の分
類
要否

想定要否の検討

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 照射誘起型SCC：オーステナイト系ス 中性子照射量が下記の値を超える部位
テンレス鋼は中性子照射を受けるとについて想定要
SCCの感受性を示す。
BWR：○

5×1024n/m2(SUS304)(E>1MeV)
1×1025n/m2(SUS316)(E>1MeV)
PWR：
25

2

1×10 n/m (E>0.1MeV)

43

中性子照射量が下記の値以下の部位については想定不要
BWR：×5×1024n/m2(SUS304)(E>1MeV)

44

1×1025n/m2(SUS316)(E>1MeV)
PWR：
25

2

1×10 n/m (E>0.1MeV)
ﾆｯｹﾙ基
合金

45

粒界型SCC：軽水炉の一次系環境 PWR一次系の高温環境で使用されてい下においてSCC感受性があることが知ら る600合金，690合金については想定れており，応力が高く高温にさらされる 要部位にSCCが確認されている。
過去にﾄﾗﾌﾞﾙを経験している炉内構造物
支持ﾋﾟﾝ，たわみﾋﾟﾝ（X-750合金）も想定要○

BWRのニッケル基合金については想定要○

貫粒型SCC：塩化物イオンが存在す ニッケル基合金はオーステナイト系ステンレ
る水溶液中でSCCが発生する可能性 ス鋼に比べ耐食性に優れており想定不要がある。
海外ﾌﾟﾗﾝﾄで誤って鉛ｼｰﾄを蒸気発生器
鉛が原子炉冷却材中に混入した場
水室に放置したためSCCが発生した事例
合，高負荷応力（残留応力含む） があるが施工不良であり想定不要下にある部位でSCCが確認されている。

×

46

47

60年想定における評価内容／状況*1

想定される設備／部位*1

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等

応力腐食 <BWR>
炉内構造物 ・スウェーデンのPWR/BWR各々の廃炉プラントを活用した材料劣化に関する国際研究プロジェク
割れ・累積照射量を解析により算出し、感受ト（SMILE）において，本事象に対しても知見拡充が計画されている。
性の高い部位を選定。そのうち、将来にわたってIASCCの発生が否定できない部位
として、炉心シュラウド（内面）を選定
し、応力評価を実施。
・感受性が高い部位については、点検にて有意な欠陥がないことを確認＜PWR＞
・60年運転時点の累積照射量を解析により算出し、感受性発現の可能性がある部位を選定。このうちPWRで最も感受性の高いバッフルフォーマボルトについては、
JANSI「PWR炉内構造物点検評価ガイ
ドライン」及び原子力安全基盤機構「平成20年度 照射誘起応力腐食割れ（IASCC）評価技術に関する報告書」に示された評価ガイド（案）に基づき、
IASCCの発生可能性評価を実施。
なお、応力腐食割れ対策として、ボルトの応力低減等を図った炉内構造物への一式取替を実施している例もある。
・対象部については適宜ISI等の点検を 原子炉容実施し、600系Ni基合金（溶金含）使 器、蒸気発用部位のうち、作用応力及び温度が高く 生器、加圧感受性が大きい部位については、ピーニン 器、炉内構グ等の予防保全を実施。
造物＊690系Ni基合金（溶金含）については温度加速定荷重応力腐食割れ試験での長期健全性について知見拡充中。

＜PWR＞
・690系Ni基合金（溶金含）については
温度加速定荷重応力腐食割れ試験で長期健全性を確認している。*
・X-750合金使用部位のうち、炉内構造
物支持ピン及びたわみピンについては、新熱処理材への材料変更及び応力低減
構造への設計変更を実施。

＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
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経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象ﾓｰﾄﾞ

区分

割れ SCC
48

定

軽水炉で
考慮すべき
事象

義

詳細
事象
応力腐食 材料の腐食感受性と作用応力
割れ
並びに腐食環境が重なり合った
条件で起こる割れ（粒界割
れ，貫粒割れを含む）

ATENAレポート

要否

否の
理由

○

60年想定での経年劣化評価状況

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

経年劣化
事象の分
類
要否

想定要否の検討

60年想定における評価内容／状況*1

ﾆｯｹﾙ基
合金

照射誘起型SCC：高い中性子照射を 高照射を受ける部位についてはSCCの感受けた場合，発生の可能性がある。
受性を示す可能性があり想定要○

銅合金

給水加熱器の製作当初等において， 銅合金製の伝熱管を用い，かつ，アルカ
伝熱管外面に傷がつき残留応力が存 リ雰囲気にある機器については想定要在している部位で，かつ，管板と細管との隙間等腐食環境にある場合においては，長期間の運転の間に応力腐食
割れの成長が考えられる。

○

・渦流探傷検査等の点検を継続的に実 給水加熱器
施し、有意な信号が検出された場合は、伝熱管の取替・施栓等の措置を実施。また、プラントによっては給水加熱器の伝熱管の材質を銅合金製からステンレス鋼製
に変更。

低合金
鋼
高張力
鋼

タービンにおいては長時間運転後に低 蒸気タービン低圧ロータに使用される圧タービン円板の翼溝部に応力腐食割 3.5%NiCrMoV鋼においては，降伏応れの兆候が認められたという海外事例 力686MPa(70kg/mm2)以上であればがあった。
SCCの発生の可能性があり想定要○・文献やメーカー試験結果を基に、発生の 蒸気タービン
可能性を評価。発生の可能性が否定できない部位については、定期的な点検や材料変更等を実施。

高張力 フランジ部等から内部流体であるほう酸 フランジ部等から内部流体（ほう酸水）
鋼
水の漏えいにより応力腐食割れ発生の の漏えいが認められた場合等については想
低合金 可能性が考えられる。（IGALL）
定要
鋼
ステンレ
ス鋼
炭素鋼

○

・起因事象が漏洩であるため、実機保全 ―である目視点検により傾向監視

－

－

応力腐食
割れ

○

遅れ破壊 ・弁棒について、弁開時に過度な応力が 弁（弁棒）
負荷されない運用を行っているとともに、分解点検時の非破壊検査などの実機保全によって亀裂発生の有無を確認○

粒界腐食 ・管支持板穴形状としてBEC穴を採用 蒸気発生器
割れし、不純物が濃縮し難い設計にするとともに、２次系水質が粒界腐食割れ発生環
境にないことを確認。

49

応力腐食 ・高照射の対象部位無し
割れ想定される設備／部位*1

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等

対象部位無
し

なお，低合金鋼配管等，タービンロータ材に比べて強度レベルが低いものは想定不要
高張力鋼のボルトには想定要（IGALL）

50

51

割れ SCC

硫化物応 湿潤H2S環境中において化学
力腐食割 反応によって発生した水素が鋼れ中に侵入し，応力集中部に集積して発生する脆性破壊×

遅れ破 遅れ破壊 応力が加わっている金属中に原壊子状の水素が拡散侵入して発生する脆性破壊

○

52

53

A

－

－

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 弁の弁棒（SUS630，SUS403）等 0.2% 耐力が高張力 で遅れ破壊が確認されているが，遅れ 980MPa(100kgf/mm2)以下で高張鋼
破壊の対象となるのは，高張力鋼， 力鋼を使用している部位について想定不析出硬化型ステンレス鋼のような微細 要
な組織を有し，内部応力の高い金属であり，引張り応力が存在している部 弁棒については過去に経験しているため位で問題となると考えられる。
想定要
ただし，バックシート部に過大な応力が発生しないような操作を実施している場合は
想定不要

54

粒界
腐食
割れ

粒界腐食 多結晶体の結晶粒境界が選割れ
択的に浸食を受け，発生する
割れ○
ﾆｯｹﾙ基 PWR蒸気発生器の伝熱管において2 PWRの蒸気発生器の伝熱管において想
(PWR)
A
合金
次冷却水の遊離アルカリの濃縮と酸化 定要
×(BWR) ｽﾃﾝﾚｽ鋼 銅等による酸化性雰囲気が重畳し(BWR)て，粒界腐食割れを経験している。

＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
92©Atomic Energy Association 2022

経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象詳細事象
割れ クラッド クラッド下下割れ 割れ(UCC) (UCC)
ﾓｰﾄﾞ

定

軽水炉で
考慮すべき
事象

義

区分

要否
内張り等を溶接した際に，大入熱で実施した場合に発生す
る母材の割れATENAレポート

○

否の
理由

60年想定での経年劣化評価状況

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要
材料
炭素鋼
低合金
鋼

55

発生部位と要因

経年劣化
事象の分
類
要否

想定要否の検討

海外プラントの原子炉圧力容器におい 溶接条件が十分に管理されている場合て経験している。
発生の可能性は小さいが，海外プラント
で経験があるASTM SA508 Class2材で溶接条件が十分に管理されていない場
合，想定要
ポンプについても検討要（IGALL）○

60年想定における評価内容／状況*1

想定される設備／部位*1

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等

クラッド下 ＜PWR＞
原子炉容
割れ
・材料の化学成分（ΔＧ値）を踏まえ溶 器、蒸気発接入熱を管理し溶接を実施しており、発 生器、加圧生する可能性が小さいことを確認。
器＜BWR＞
・米国WRCの知見をもとに溶接方法の改善（クラッドの２層盛溶接）を図るなど、製造時に対策を図ることで、発生する可能性が小さいことを確認。

割れ 照射
誘起
割れ

照射誘起 制御棒先端部で中性子吸収○
ｽﾃﾝﾚｽ鋼 海外プラントの制御棒クラスタ被覆管で 制御棒クラスタ被覆管について想定要
割れ体のスウェリングと被覆管の照射 (PWR)
A
経験している。
脆化が重畳し発生する割れ
×
(BWR)
(BWR)

○

照射誘起 ・制御棒クラスタは照射量に閾値を設けて ―割れ傾向監視を行い、計画的に取替えること
が可能。

材質 熱劣
変化 化

熱時効

オーステナイト系ステンレス鋼は軽水炉の使用条件では，熱時効による有意な材
料特性の変化が生じないことが確認されており想定不要×

熱時効

高温で使用されるステンレス鋼鋳鋼につい
ては想定要

○

・使用温度、フェライト量、作用応力によ 高温で使用 ・今後NRA安全研究にステンレス鋼鋳鋼の試験体（浜岡1号PLRポンプケーシング）を提供予
り、詳細評価の対象機器・部位を選定。 されるステンレ 定であり、現状評価の保守性確認を検討予定である。
詳細評価対象部位に対して、H3Tモデル ス鋼鋳鋼部を用いて長期運転時の破壊靭性値を予 位（PWR：
測し、仮に亀裂が存在していたとしても事 １次冷却材
故時及び地震時に不安定破壊しないこと 管，１次冷
を確認。
却材ポンプ
等，BWR：
PLRポンプケーシング、
PLRポンプ入口弁等）

マルテンサイト系ステンレス鋼（析出硬 高温で使用されるマルテンサイト系ステン化型も含む）は、熱時効により材料特 レス鋼の弁棒については、想定要性が変化し、300℃程度で、靭性が低 ただし、バックシート部に過大な応力が発下するという知見が得られている。
生しないような運用及び形状不連続部に
国外プラントでは弁棒の損傷事例が報 過大な応力集中を生じないような設計を告されている。
行っている場合、材料の初期強度を低く（IGALL）
抑える熱処理条件を施した材料など熱時効を考慮した材料を使用している場合は想定不要○

・弁棒について、弁開時に過度な応力が 弁（弁棒）
負荷されない運用を行っているとともに、分解点検時の非破壊検査などの実機保全によって亀裂発生の有無を確認

ﾆｯｹﾙ基 高温にさらされる部位が問題となること 軽水炉の使用条件では，熱時効による合金が考えられる。
有意な材料特性の変化が生じないことが60
炭素鋼 熱時効温度及び時間等が特性変化に 確認されており想定不要
低合金 影響を与える。
鋼＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

×

56

57

材料が，長時間高温にさらされることによる靭性の低下○

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 オーステナイト系ステンレス鋼鋳鋼は熱時効によって有意に材料特性が変化し300℃程度で，靭性が低下することが知られているが，その傾向は時効温度が高い程，フェライト量が多い程顕著と
なる。

58

59

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
93©Atomic Energy Association 2022

経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.

61

損傷

経年劣化事象

ﾓｰﾄﾞ

区分

材質 熱劣
変化 化

詳細
事象
シグマ相
脆化

材質 劣化
変化

軽水炉で
考慮すべき
事象

義

565～930℃で長時間加熱されると生じるシグマ相析出による
脆化

×

否の
理由
A

低合金鋼では焼き戻しに際して，370～570℃の温度間を除冷する，又はこの温度範囲
で短時間保持することで生じる
靭性の低下

×

A

中性子照 材料の中性子照射による靭性
射による靭 の低下
性低下

○

焼き戻し
脆化
62

定

ATENAレポート

要否60年想定での経年劣化評価状況

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

経年劣化
事象の分
類
要否

想定要否の検討

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

○

劣化

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 照射効果（脆化）の程度は中性子 照射量が1×1024n/m2(E>0.1MeV)
ﾆｯｹﾙ基 照射量等に依存するが，照射量が1× (PWR)，約3×1024n/m2(E>1MeV)
合金
1024n/m2(E>0.1MeV)(PWR)， (BWR)以上の高照射部位について想定
約3×1024n/m2(E>1MeV)(BWR) 要
以上で伸び，絞りの低下の可能性があ
る。

63

炭素鋼
低合金
鋼

原子炉圧力容器サポートは，低温での低エネルギー中性子照射によって靭性低下の可能性がある。

原子炉圧力容器サポートは検討要

○

低合金
鋼

照射効果（脆化）の程度は中性子 照射量が1×1021n/m2(E>1MeV)以
照射量等に依存するが，照射量が1× 上の高照射部位について想定要

64

中性子照 中性子照射による関連温度の
射脆化
上昇や上部棚吸収エネルギーの低下○

1021n/m2(E>1MeV)以上で材料特性変化の可能性がある。

65○60年想定における評価内容／状況*1

想定される設備／部位*1

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等＜PWR＞
PWR：炉内 ・今後NRA安全研究にて破壊靭性値取得・現状評価の保守性確認が実機材でなされる場合に・炉心そうに対して、靭性低下を考慮して 構造物（炉 は、浜岡1/2号他の炉心シュラウド／上部格子板等の材料提供を検討予定である。
も地震時に不安定破壊しないことを確
心そう）・また、スウェーデンのPWR/BWR各々の廃炉プラントを活用した材料劣化に関する国際研究プロ
認。
BWR：炉内 ジェクト（SMILE）において，本事象に対しても知見拡充が計画されている。
・この際、発電設備技術検査協会の「平 構造物
成8年度 プラント長寿命化技術開発に関する事業報告書」の最下限値を用いて算出した破壊靭性値を使用。
・炉心そうはIASCCが発生する可能性が小さいことが確認されているが、有意な欠陥が存在したと仮定して評価している。
＜BWR＞
・維持規格等に基づいた点検（保全）により、不安定破壊の起点となる有意な欠陥が無い事を確認している。
＜PWR＞
原子炉容器
・NUREG-1509やASME等の米国知見 サポートを参照し、電共研「原子炉容器支持構
造物の照射脆化に関する研究」で整備した手法を用いて、地震時の健全性を確認。
この際、60年運転時の照射量により脆化程度を算出。
・監視試験結果及びJEAC4201により脆 BWR：原子 ・評価手法の高度化やNRA安全研究への実機材提供など、長期運転における更なる信頼性向
化程度を予測した上で、JEAC4206及 炉圧力容器 上の取組が種々進められている。
び技術基準解釈に基づいて、関連温度 胴部・また、スウェーデンのPWR/BWR各々の廃炉プラントを活用した材料劣化に関する国際研究プロ上昇を考慮した加圧熱衝撃（PTS）評 PWR：原子 ジェクト（SMILE）において，本事象に対しても知見拡充が計画されている。
価、上部棚吸収エネルギー低下に対する 炉容器胴部 ・国内では製造時管理や特別点検結果等より脆性破壊の起点となるような有意な欠陥は考えに評価を実施（PTS評価はPWRのみ）。
くいものの、微細き裂を仮定した場合の疲労き裂進展評価を行い、脆性破壊の起点と仮定するき裂の検討を行う事により、60年を超える評価期間を想定した場合の照射脆化評価の信頼性向上に資する事が出来る。

＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
94©Atomic Energy Association 2022

経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象

ﾓｰﾄﾞ

区分

材質
変化
66

定

軽水炉で
考慮すべき
事象

義

詳細
事象
劣化 中性子吸 中性子吸収体の中性子吸収
収能力低 による能力の低下
下ATENAレポート

要否

否の
理由

60年想定での経年劣化評価状況

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

経年劣化
事象の分
類
要否

想定要否の検討

中性子吸収体

中性子吸収体は中性子吸収によってそ 制御棒等の中性子吸収体について想定の成分元素が中性子吸収断面積の小 要
さな元素へと変換されるため，中性子吸収能力は低下する。

○

ゴム，樹脂等の熱，放射線，
水分等の影響による性能の低
下

○

ゴム
樹脂

定期的に取替えを行わないゴム，樹脂 ゴム，樹脂等について想定要
等は熱，放射線，水分等の影響によって性能が低下する可能性がある。

○

水素浸食 高温高圧水素環境下の金属表面において熱解離した原子状水素が鋼中に侵入して炭化物や固溶酸素と反応してメタン気泡を生成し，その成長，合体によってき裂を形成して生じる材料の強度，靭性の低下

×

－

－

－

－

劣化

68

その
他

DG，ボイラー等で高温で使用される部位について想定要
それ以外の，炭素鋼，低合金鋼においては370℃以下，ステンレス鋼，ニッケル
基合金においては425℃以下の部位については想定不要○

ｸﾘｰﾌﾟ

・目視確認や機能確認による実機保全に ―より傾向監視○変形

・動作確認等の実機保全により傾向監
視ｸﾘｰﾌﾟ ｸﾘｰﾌﾟ破壊

クリープ温度域（融点の約1/2以上）において発生する時間
依存的破壊

○

ｸﾘｰﾌﾟ疲
労割れ

クリープ温度域で繰返し応力を受けることに起因する破壊

○

69

70

ｸﾘｰﾌﾟ脆化71

変形A

炭素鋼 高温で応力を受ける部位について発生
ｽﾃﾝﾚｽ鋼 する可能性がある。
ﾆｯｹﾙ基
合金
低合金
鋼
高温で繰返し応力を受ける部位につい

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等

・制御棒クラスタは照射量に閾値を設けて ―傾向監視を行い、計画的に取替えることが可能。

・弁のパッキン等、多くの部品は消耗品ま 電気ペネト ・樹脂の劣化については、メーカー試験や実機試験等により有意な劣化が生じないことを確認してたは定期取替品。
レーション、基 いるが、長期供用が予想されるケミカルアンカ等については、引続き知見拡充を検討していく。
・原子炉格納容器の電気ペネトレーション 礎ボルト（ケについては、通常運転時の劣化及び事故 ミカルアンカ）
時雰囲気を想定した長期健全性試験を 他実施し、原子炉格納容器バウンダリ機能が維持されることを確認。
・基礎ボルト（ケミカルアンカ）について
は、メーカー試験や実機の引抜試験により、有意な劣化が生じないことを確認。
※ケーブルや電気ペネ等の絶縁低下は「電気編」で、ライニングや塗装の劣化は「はく離」で、メカニカルスナバ等のグリスの劣化は「固着」で整理。

67

材質 熱劣
変化 化

想定される設備／部位*1○

劣化

劣化60年想定における評価内容／状況*1て発生する可能性がある。

クリープ温度領域で破断延性の低い溶接熱影響部にクリープ変形で生じる応力が集中することで発生する破壊○

応力緩和 材料に一定の温度及び応力が加えられた状態において生じる
時間依存型の応力低下による変形○

注記 370℃及び425℃は，ASME
Boiler and Pressure Vessel Code
高温で応力を受ける溶接部位について SectionⅢ “Rules for Construction
発生する可能性がある。
of Nuclear Power Plant
Components”の700ﾟF及び800ﾟFに併記されている値。

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 高温にさらされる締結部位及びバネ特 炉心部締め付け部及び高温にさらされる
ﾆｯｹﾙ基 性を要求される部位｡
バネ・スプリング部材等については想定要
合金
一般に温度が高い程その傾向は著しく プレストレストコンクリートのテンドン等にも炭素鋼 なり，炭素鋼では350℃以上，ステン 想定（緊張力低下）要（IGALL）
72
低合金 レス鋼は600℃以上で有意な変化を鋼
生じると考えられる。又，中性子照射
銅合金 を受けた場合締結部における締め付け
力低下の可能性がある。
＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない―※テンドンの緊張力低下は、「コンクリー
ト・鉄骨編」で整理[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
95©Atomic Energy Association 2022

経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象

ﾓｰﾄﾞ

区分

その
他

変形

詳細
事象
照射下ｸ
ﾘｰﾌﾟ

定

軽水炉で
考慮すべき
事象

義
要否

材料に一定の照射及び応力が加えられた状態において生じる
時間依存型変形ATENAレポート

○

否の
理由

60年想定での経年劣化評価状況

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 高い中性子照射を受ける部位では，発生の可能性がある。

経年劣化
事象の分
類
要否

想定要否の検討
炉内構造物等の高照射領域において想
定要

○

73

変形

60年想定における評価内容／状況*1

想定される設備／部位*1

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等

＜PWR＞
炉内構造物
炉内構造物
・荷重制御型応力が小さくクリープ破断が問題とならないことを確認。
・ただし、バッフルフォーマボルトのIASCC
評価において発生応力を算出する際は、照射下クリープを考慮している。
制御棒クラスタ（被覆管）
・有意な変形がないことを目視点検で傾向監視可能。
＜BWR＞
・BWRの炉内構造物においても照射下クリープの影響が問題となる内圧等による荷重制御型の荷重はなく，差圧等による応力も非常に小さく，クリープ破断は問題と
ならない。

74

ﾗﾁｪｯﾃｨﾝ
ｸﾞ

一定の静的応力が作用している部材に塑性変形などの繰返
しによって負荷方向に生じる永久変形

×

ｽｳｪﾘﾝｸﾞ 材料に一定以上の中性子照（体積膨 射が加えられると体積膨張を生
張）
じる現象

○

設計
－
上，考
慮してい
る。

－

ｵｰｽﾃﾅｲﾄ 高い中性子照射を受ける部位では，系発生の可能性がある。
ｽﾃﾝﾚｽ鋼－－

炉内構造物等の高照射領域において想
定要

○

75

76

ﾃﾞﾝﾃｨﾝｸﾞ 蒸気発生器管支持板クレビス
部の腐食生成物の成長による伝熱管の圧迫による変形

変形

大型鋳物に生じるひずみ

○
－
(PWR)
A
×
(BWR)
(BWR)
○

鋳鋼

77

炭素鋼製管支持板がクレビス部におい PWRの蒸気発生器管支持板クレビス部て腐食するとその腐食生成物は元の体 に想定要積より増大するため発生する。

○

タービン車室のように大型鋳物でかつ構 高圧タービンの外部車室については想定造が複雑な機器については影響があ
要
る。

○

＜PWR＞
炉内構造物
炉内構造物
・炉心バッフルは上下の隙間が大きく炉心形成機能に影響がないことを確認している。
・ただし、バッフルフォーマボルトのIASCC
評価で発生応力を算出する際は、ボルト及びバッフルのスウェリングを考慮している。
制御棒クラスタ・照射量に閾値を設けて傾向監視を行い、計画的に取替えることが可能。
＜BWR＞
・BWRの温度環境（約280 ℃）や照射量では発生の可能性は極めて小さく、
スウェリングは問題とならない。
・ECTによる実機保全により傾向監視―・目視点検などの実機保全により傾向監 ―視＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
96©Atomic Energy Association 2022

経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（機械編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象

ﾓｰﾄﾞ

区分

その
他

はく離

詳細
事象
盛金はく
離

定

軽水炉で
考慮すべき
事象

義
要否

否の
理由

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

想定要否の検討

肉盛金 材料間の膨張係数の差，使用時の温 タービン軸受部の盛金部は想定要
属
度変化，機械的応力等の影響によっ（ｽﾃﾗｲ て生じる。
ﾄ,ｽﾃﾝﾚｽ鋼,ﾆｯｹﾙ
基合
金）

○

はく離

ライニング材の削れ，膨張差によるき裂，化学的劣化，水等の浸透等によるはく離，及び滑り部のテフロン加工等のはく離

○

炭素鋼
＋
ﾗｲﾆﾝｸﾞ
炭素鋼＋
塗装

炭素鋼で海水系に使用されている部位 海水系統設備でライニングされている部位にはライニングがなされているが，経時 について想定要的な材質劣化及び海生物等の異物に 屋外設備の塗装については想定要よる損傷等を経験している。
滑り部のテフロン加工については想定要
炭素鋼製機器等には塗装が施されているが，経時的な劣化によってはく離を経験している。

○

緩み

緩み

ネジ部の振動等による締結力
の低下

○

締結部

締結部の振動及び熱影響によって緩み 廻り止めの処置がされておらず，長期間を生じる。
再締め付けがされていない部位について想定要（IGALL）

○

異物
付着

異物付着 異物の付着による流路の減少
及び閉塞等によって発生する性
能低下○

ｽﾃﾝﾚｽ鋼 熱交換器の伝熱管等熱伝達特性を要 海水環境等水質管理されていない環境
銅合金 求される部位等では異物付着が性能 で異物付着が性能に影響を及ぼす部位
ﾆｯｹﾙ基 低下につながる。海水系の熱交換器で については想定要合金
海生物付着を経験している。
ﾁﾀﾝ,ﾁﾀﾝ
合金

○

固着

固着

滑り部の摩擦抵抗増大による
動作不良

○

－

長期にわたって使用する滑り部は，異 異物，塵埃の付着や潤滑油劣化等の可物，塵埃，潤滑油劣化等による摩擦 能性がある滑り部について想定要抵抗増大によって固着する可能性があ
る。

○

素線
切れ

素線切れ ワイヤロープの巻き取りの繰り返
しによる素線切れ○－

ワイヤロープは，巻き取りの繰り返しによ クレーン等のワイヤロープについて想定要る素線切れの可能性がある。

高温で使用される耐火物の焼却灰の溶融物，ハロゲンガス等
による浸食，減肉○

耐火物

温度変化による耐火物の割れ

○

耐火物

80

81

82

84

発生部位と要因

経年劣化
事象の分
類
要否

○

79

83

60年想定での経年劣化評価状況

盛金部の機械的削れ及び母材との膨張差によるき裂によるはく
離

78

その
他

ATENAレポート

耐火 耐火物の物の浸 減肉
食,割
れ
耐火物の
割れ

85

はく離

60年想定における評価内容／状況*1

想定される設備／部位*1

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等

・目視点検などの実機保全により傾向監 ―視・目視点検などの実機保全で傾向監視。 ―・なお、格納容器内面の塗膜は、設計事
故時環境下においても剥がれないこと（デブリ発生防止）が要求されるが、傾向監視（目視点検）により適宜再塗装を行うことで、健全性を維持する。

緩み・締付確認の実機保全による傾向監視―

異物付着 ・目視点検などの実機保全で傾向監視（ｽｹｰﾙ付着）―

固着

・動作確認等の実機保全で傾向監視―○

素線切れ ・目視点検などの実機保全で傾向監視―

高温で使用される耐火レンガは発生の 耐火レンガについて想定要可能性がある。

○

耐火物の ・目視点検などの実機保全で傾向監視
浸食,割れ

―

耐火キャスタブルは起動，停止時の温 耐火キャスタブルについて想定要
度変化によって割れが発生する可能性がある。

○

・目視点検などの実機保全で傾向監視 ―（割れの発生時期自体の特定は困難だ
が、内張りとして使用するため、割れを確認した段階で補修すれば良く傾向監視可能）＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：軽水炉の使用環境上該当する部位はない[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
97©Atomic Energy Association 2022

経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（電気・計装に係る機械編）（＊）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

1

経年劣化事象

軽水炉で
考慮すべき
事象

定 義
詳細
ﾓｰﾄﾞ 区分要否
事象
減肉 摩耗 凝着摩耗 滑り部，摩擦面の実接触部に○おける微視的な凝着に起因する
摩耗

否の
理由

60年想定での経年劣化評価状況

使用材料ごとに想定される経年劣化事象

要否

経年劣化
事象の分
類

ﾎﾜｲﾄﾒﾀﾙ 進行の程度は材料の組み合わせ，雰 構造上摩擦や滑りが考えられる部位につ
囲気，荷重，速度等で異なるが，回 いて想定要
転機器の軸受部等の滑り部が対象とな
る。

○

摩耗

・分解点検時の目視点検や寸法計測 ―等の結果に基づき劣化傾向を把握し、状況により取り替えられている

腐食・定期的な目視確認により劣化傾向を ―把握し、機器の健全性を確認。

主要材料

発生部位と要因

想定要否の検討

60年想定における評価内容／状況*1

想定される設備／部位*1腐食

全面腐食 局部電池作用による，表面の
一様な腐食

○

炭素鋼 腐食性の環境にさらされる部位で問題と 防錆剤の注入された環境以外の環境にあ
低合金 なることが考えられる。腐食性の強い環 る部位については想定要鋼
境及び温度が高い場合に加速される。
アルミニウ
ム合金
銅合金
黄銅
ケイ素鋼

○

割れ SCC

応力腐食 材料の腐食感受性と作用応力
割れ
並びに腐食環境が重なり合った
条件で起こる割れ（粒界割
れ，貫粒割れを含む）

○

Mn-Cr
合金

タービン発電機用リテーニングリング材に 定検中等，リテーニングリング表面に結露
おいて，高速回転による応力，焼ばめ を発生させることがありうるので想定要
応力及び環境における温度・湿度が重畳して応力腐食割れが考えられる。

○

疲労

疲労割れ 繰返し応力に起因して静的強度より低い応力で生じる破壊○

アルミニウ 強度部材は，材料，形状，応力状態 設計条件及び過去の運転実績に基づき
ム合金 及び環境によって影響を受ける。
工学的判断による評価上厳しい部位につｴﾎﾟｷｼ樹
いて想定要
脂
ケイ素鋼
合金鋼
等の強
度部材

○

疲労

・設計上疲労割れが発生し難い構造であり、目視点検等により健全性を確認。

ポンプ用電動機（回転子棒・エンドリン
グ、主軸）

割れ 疲労

ﾌﾚｯﾃｨﾝｸﾞ 互いに押しつけられ，接触して疲労いる２物体が相対的に微小振幅の繰返しすべり運動をしており，さらに接触面に外部荷重に起因する繰返し応力が作用した時に生じる疲労損傷

○

ﾆｯｹﾙ基
合金

タービン発電機主軸において，フレッティン
グ発生の可能性を否定できないので想定
要

○

疲労

・設計上有意なフレッティング発生がない構造であり、目視点検等により健全性を確認。

タービン発電機
PWR：主軸BWR：回転子コイルウェッ
ジ

その
他

緩み

○

銅合金 ネジ部及びコイル等締結部が振動によっ 廻り止めの処置がされておらず，長期間
炭素鋼 て緩み及び導通不良を生じることが考え 再締め付けがされていない部位で，振動アルミニウ られる。
によって緩みが予想される箇所について想ム合金
定要（IGALL）○

緩み

・定期的な目視確認により健全性を確 ―
認。

2

3

4

5

6

ATENAレポート

緩み

ネジ部等の振動による締結力の低下

タービン発電機主軸において，材質の組合せ，材料の硬度等で異なるが疲労損傷することが考えられる。

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等

応力腐食 ・タービン発電機用リテーニングリングは タービン発電
割れ
耐応力腐食割れ性に優れた材質を使 機リテーリング
用。
リング
また、定期的に目視確認及び焼きばめ部の超音波探傷検査を実施し、き裂発生等の異常がないことを確認。

＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載＊：その他一般的な機械的経年劣化については機械編に記載
凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
98©Atomic Energy Association 2022

経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（電気編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象

ﾓｰﾄﾞ

区分

絶縁
特性
低下

詳細
事象
絶縁 熱劣化

定

軽水炉で
考慮すべき
事象

義
要否

熱的要因によって絶縁物のき裂
及びはく離を生じて進展する絶縁性能の低下ATENAレポート

○

否の
理由

60年想定での経年劣化評価状況

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

経年劣化
事象の分
類
要否

想定要否の検討

ﾎﾟﾘｴｽﾃﾙ 熱ストレスを受ける絶縁物について発生 絶縁特性を要求される部位について想定
ｴﾎﾟｷｼ樹 する可能性がある。
要
脂ﾌｪﾉｰﾙ樹脂ﾎﾟﾘｴﾁﾚﾝ
ＥＰゴム
等の絶
縁物

○

60年想定における評価内容／状況 想定される設備
*1
／部位*1

絶縁特性 ・事故時耐環境性要求（EQ）ケーブ ケーブル低下
ルについては、電気学会推奨案またはACA手法に基づき、健全性評価を実施。
・定期的な絶縁抵抗測定及びケーブ
ル絶縁診断（高圧のみ）を実施。
・定期的な絶縁抵抗測定、更に絶縁 ポンプ用電動機
診断（高圧のみ）により傾向管理を行い、必要により洗浄、乾燥、絶縁補修処理もしくは取替を実施。
・一部の主要ポンプについてはIEEEに準じて実施した評価試験結果より固定子コイルの健全性を評価。

1

＜PWR＞
・また、実機コイルにて絶縁破壊試験を実施し、寿命評価を実施。
・EQ対象機器については、IEEEに準 電気設備全般
じて実施した評価試験結果に基づく健全性評価を実施。*
・定期的に絶縁抵抗測定等を実施
し、必要により取替を実施。

2

部分放電 固体絶縁に付随するゴミ・埃等
による表面汚損又は内部微小ボイドが完全に除去されない状
態で高電圧が印加された場
合，固体に対して気体中に生じる放電○

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等

ゴミ・埃等が付着しやすい環境で比較 絶縁特性を要求される部位について想定的高電圧を印加される部位に発生する 要可能性がある。

○*:現状評価手法にて60年想定の健全性評価は可能であるが、より実機を模擬した評価手法（AEA）**による検証を実施し、今後評価への反映を検討していく。
**：熱と放射線の同時加速劣化や、実機温度領域での活性化エネルギーの採用等、より実機に近いと考えられる劣化手法により長期健全性試験を実施し、その結果に基づき寿命評価を実施するもの。

・定期的な絶縁抵抗測定、更に絶縁 ポンプ用電動機
診断により傾向管理を行い、必要により洗浄、乾燥、絶縁補修処理もしくは取替を実施。
・一部の主要ポンプについてはIEEEに準じて実施した評価試験結果より固定子コイルの健全性を評価。
＜PWR＞
・また、実機コイルにて絶縁破壊試験を実施し、寿命評価を実施。

ﾄﾘｰｲﾝｸﾞ

3

絶縁物が比較的肉厚の場
合，絶縁物内の異物，空隙部の放電先端の高電界部分が固体の固有破壊限界を超えて局部破壊が起こり，それが樹枝状に進展し全路破壊に至る
劣化現象○

比較的高電圧を印加される部位に発生する可能性がある。

絶縁特性を要求される部位について想定
要○・定期的な絶縁抵抗測定及びケーブ ―ル絶縁診断を実施し、測定結果に基づき必要により取替等を実施。
＜PWR＞
・屋外布設ケーブルについては、水溜りの有無を定期的に目視確認実施。

ﾄﾗｯｷﾝｸﾞ

固体絶縁物表面上の沿面方○
絶縁物表面が湿気・塩分・汚物等にさ 絶縁特性を要求される部位について想定
向に電界が存在するところに炭らされる場合に発生する可能性がある。 要
4化導電路を形成することで，沿面方向に生じる絶縁性能の低下＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載○

・定期的な絶縁抵抗測定。必要により ―取替を実施。

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：使用環境上、発熱を考慮した設計となっている。また、過負荷による対策として、保護回路（ヒューズ、ノーヒューズブレーカ）を設けている。
[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
99©Atomic Energy Association 2022

経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（電気編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第２段階スクリーニング

第１段階スクリーニング
工業材料で想定される経年劣化事象

管理
No.
損傷

経年劣化事象

ﾓｰﾄﾞ

区分

絶縁
特性
低下

定

軽水炉で
考慮すべき
事象

義

詳細
事象
絶縁 放射線劣 放射線照射による絶縁材料の
化
特性低下

要否

否の
理由

○

5

6

導通
不良

導通 接点溶着 熱による導通部接点の溶着×Ａ60年想定での経年劣化評価状況

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

経年劣化
事象の分
類
要否

想定要否の検討

ﾎﾟﾘｴｽﾃﾙ 高放射線環境下にさらされるケーブル 絶縁特性を要求される部位について想定
ｴﾎﾟｷｼ樹 等の絶縁物に発生する可能性がある。 要
脂ﾌｪﾉｰﾙ樹脂ﾎﾟﾘｴﾁﾚﾝ
ＥＰゴム
等の絶
縁物

○

－

－

－

－

60年想定における評価内容／状況 想定される設備
*1
／部位*1

・EQ対象機器については、IEEEに準 電気設備全般
じて実施した評価試験結果に基づく健全性評価を実施。*
・定期的に絶縁抵抗測定等を実施
し、必要により取替を実施。

－○

リレー接 アークによる微少溶解が多数回繰り返 電気的な接点機能を要求される部位につ点
されると接点荒れによって導通不良を起 いて想定要
開閉器 こす現象。
接点等○導通不良 動作確認などの実機保全を行い、長期使用はせず取替えを前提。

―

酸化
電気品の導通部接点の酸塵埃付着 化，塵埃付着等による導通性
の低下

○

計装品
電気品

電気的な接点機能を要求される部位につ
いて想定要

○

定期的な動作確認により、機器の健全性を確認。

―

断線○

ヒューズ 熱伝達機能を要求されるヒータ等，比 電気抵抗による熱エネルギーの伝達機能を材
較的大電流の流れる部位に発生する 要求される部位について想定要
ヒータ材 可能性がある。

○

導線の劣化から局部過熱を生じ，導体自身の材質の溶融によって発生する断線

電気的接点機能を要求される部位において，雰囲気・動作頻度・負荷容
量・材質等が影響して生じる。

9

断線

11

*:現状評価手法にて60年想定の健全性評価は可能であるが、より実機を模擬した評価手法（AEA）**による検証を実施し、今後評価への反映を検討していく。
**：熱と放射線の同時加速劣化や、実機温度領域での活性化エネルギーの採用等、より実機に近いと考えられる劣化手法により長期健全性試験を実施し、その結果に基づき寿命評価を実施するもの。

・実機同等品を用いたＯＮ－ＯＦＦ 加圧器ヒータ
寿命試験の結果、導通不良に至らな （ヒータエレメン
いことを確認ト）・機器点検時の抵抗測定により、機器の健全性を確認
動作確認、抵抗測定 などの実機保全によって機器の健全性を確認

10

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等

絶縁特性 ・EQケーブルについては、電気学会推 ケーブル低下
奨案またはACA手法に基づき、健全性評価を実施。
・定期的な絶縁抵抗測定及びケーブ
ル絶縁診断（高圧のみ）を実施。
（ただし、放射線劣化を考慮するべき
格納容器内に安全系の高圧ケーブルは存在しない。）

接点損傷 多数回電流開閉による接点損
傷
78ATENAレポート

各種ヒータ

特性 信号
変化

入出力特 伝送器・カード式計器・検出器性低下等の使用に伴う入出力特性の
低下

○

計測機
器

発生部位の特定は困難であるが，計 計測機器に対して想定要
測機器は使用に伴い入出力特性に変化を生じる。

○

特性変化 定期的な特性試験を行い、有意な特 ―性変化がないことを確認することにより、機器の健全性を確認

機能

機能・動 長期課電による電気ストレス，
作特性低 機械的摩耗，塵埃等による，
下機能・動作特性の低下

○

絶縁油
避雷器
素子
半導体
素子
等

長期にわたって電気ストレスを受ける絶 絶縁油，避雷器素子，半導体素子等に縁油及び半導体，機械的摩耗などを 想定要受ける機械部品に発生する可能性がある。

○

定期的な機能確認を行い有意な特性 ―変化がないことを確認することにより、機器の健全性を確認

絶縁油の成分分析を実施し、劣化傾 ―向を把握＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載

凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
A：使用環境上、発熱を考慮した設計となっている。また、過負荷による対策として、保護回路（ヒューズ、ノーヒューズブレーカ）を設けている。
[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
100©Atomic Energy Association 2022

経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（コンクリート・鉄骨編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第１段階スクリーニング
管理
No.

1

2

工業材料で想定される経年劣化事象
経年劣化事
損傷
象
ﾓｰﾄﾞ

区分

コンク
リート
の強
度低
下

熱

定

ATENAレポート

第２段階スクリーニング
軽水炉で
考慮すべき
事象

義
要否

否の
理由

60年想定での経年劣化評価状況

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

経年劣化
事象の分
類
要否

想定要否の検討

コンクリートが高温になると，コン
クリート中に様々な形態で存在する水の逸散によって強度低下
が生じる。

○

コンクリート 高温となる部位
高温となる部位について想定要
コンクリートが高温になると，コンクリート
中の水分の逸散に伴う乾燥に起因する
微細ひび割れ，あるいは水分の移動に起因する空隙の発生によって強度低下
が生じる。

○

放射線照射 中性子線，ガンマ線などの過度の放射線照射を受けた場合には，コンクリートの強度低下が起こる可能性がある。

○

コンクリート 過度の放射線照射を受ける部位
過度の放射線照射を受ける部位について想コンクリートが過度の放射線照射を受け 定要
た場合には，中性子照射やガンマ線照射による水分逸散などによってコンクリー
トの強度低下が起こる可能性がある。

○

60年想定における評価内容／状況 想定される設*1
備／部位*1

強度低下 ・運転時に最も高温となる部位を選定 PWR:内部コ ・温度制限値以上で長期間加熱を受けるコンクリートの物性変化に関するデータ取得を目的とし（熱）
して、温度分布解析または原子炉格 ンクリート(１ た長期コンクリート加熱試験が行われている。
納容器内の温度実測値によりコンク
次遮蔽壁)
リートの最高温度を算出し、コンクリー BWR:原子トの最高温度が温度制限値を下回っ 炉ペデスタていることを確認する、時間依存性が ル，一次遮無い評価を実施。
へい壁
強度低下 ・中性子照射量及びガンマ線照射量 PWR:内部コ ・現状評価手法にて60年想定の健全性評価は可能であるが、より合理的な評価手法の高度化（放射線 の最も大きい部位を評価対象とし、運 ンクリート(１ について、国プロで検討されている。（実機条件（骨材種別の違い等）を踏まえた新たな判定
照射）
転開始後60年時点で予想される中 次遮蔽壁) 目安値／累積照射量に応じたコンクリート強度の低減率／目安値を超える範囲が拡大した場合
性子累積照射量及びガンマ線累積照 BWR:原子 にも適用できる、より合理的な耐力評価手法 等）
射量を放射線照射量解析により算出 炉ペデスタ
し、目安とした値以下であることを確
ル，一次遮
認。
へい壁
・目安値以上の部位がある場合はその範囲を除いた部材厚で構造体の耐力評価を実施する。

3

中性化

大気中の二酸化炭素がコンクリートと接触することによってコンクリート中の水酸化カルシウムと反応しアルカリ性を失う中性化が表面から進行し，鉄筋を腐
食させる。

○

コンクリート 全コンクリート構造物
コンクリート構造物に対して問題となる事象
コンクリートは空気中の二酸化炭素の であり想定要作用を受けると，表面から徐々にそのアルカリ成分を失い中性化する。中性化
がコンクリートの内部に進行し，鉄筋を保護する能力（アルカリ性）が失われると，鉄筋はコンクリート中の水分や酸素の作用によって腐食し始める。鉄筋の腐食による体積膨張によってコンクリートにひび割れやはく落が生じ，コンクリート
構造物としての健全性が損なわれる可能性がある。

○

強度低下 ・運転開始後60年経過時点で予想さ 全コンクリート（中性
れる中性化深さを実測や推定式で算 構造物
化）
出し、鉄筋が腐食し始める時点の中性化深さを下回っていることを確認。

4

塩分浸透

コンクリート中に塩化物が存在することによって鉄筋の不動態
被膜が破壊され腐食・錆の発
生に至る。

○

コンクリート 海水中の塩分の飛来を受ける部位
海水中の塩分の飛来を受ける部位について塩分に含まれる塩化物イオンは鉄筋表 想定要面の不動態被膜を破壊し，腐食を促
進させる。

○

強度低下 ・運転開始後60年経過時点における 屋外部コンク（塩分浸 鉄筋腐食減量を実測や推定式で算 リート透）
出し、、かぶりコンクリートにひび割れが発生する時点の鉄筋腐食減量を下回っていることを確認。

5

アルカリ骨材 コンクリート中の水酸化アルカリ
反応と反応性骨材との反応によってコンクリートが異常な膨張を起こ
しひび割れに至る。

○

コンクリート 全コンクリート構造物
反応性骨材を使用していないことを確認してアルカリ骨材反応は，ある量の反応性 いない場合は想定要
骨材の存在，硬化体中の細孔中に十分な水酸化アルカリ溶液の存在，コン
クリートが多湿又は湿潤状態に保持されているという３つの条件が同時に成立することによって発生する。
この劣化は，コンクリート打設後の比較的早い時期に生じる。

○

強度低下
（アルカリ
骨材反
応）

反応性骨材を使用していないこと等を確認している場合は想定不要

×6

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等

・定期的に目視点検を実施し、アルカ 全コンクリート アルカリ骨材反応による変状が認められたとしてもそれが直ぐにコンクリートの機能喪失に繋がる訳
リ骨材反応に起因すると判断されるひ 構造物
ではないため、モニタリングによってその進行の程度を把握し、アルカリ骨材反応による変状を考慮しび割れ等が無いことを確認。*て部材・構造体の性能を適宜評価することにより、健全性を示す評価フローを検討している。
・また、建設時において、使用している骨材（粗骨材、細骨材）について、反応性試験（化学法やモルタルバー法）を実施し、判定基準値以下であることを確認する、時間依存性が無い評価を実施。
＊：遅延膨張性骨材のアルカリ骨材反応によるコンクリートの強度低下の可能性についても、通常の目視点検などのモニタリングにより兆候を捉えることが可能＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
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経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（コンクリート・鉄骨編）
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管理
No.

7

8

工業材料で想定される経年劣化事象
経年劣化事
損傷
象

定

ATENAレポート

第２段階スクリーニング
軽水炉で
考慮すべき
事象

義
要否

否の
理由

60年想定での経年劣化評価状況

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

経年劣化
事象の分
類
要否

想定要否の検討

60年想定における評価内容／状況 想定される設*1
備／部位*1

ﾓｰﾄﾞ

区分

コンク
リート
の強
度低
下

機械振動

機械振動によってコンクリート構
造物が長期間にわたって繰返し
荷重を受けると，ひび割れが生
じ，コンクリート構造物としての健全性が損なわれる可能性がある。

○

コンクリート 機械基礎コンクリート
機械振動を受ける部位について想定要
機械振動によってコンクリート構造物が長期間にわたって繰返し荷重を受けると，ひび割れが生じ，コンクリート構造物としての健全性が損なわれる可能性がある。

○

強度低下 定期的に目視点検を実施し、コンク―（機械振 リート表面において、強度に支障をきた
動）す可能性のある欠陥がないことを確
認。

凍結融解

コンクリート中の水分が凍結すると，水の凍結膨張に見合う水分がコンクリート中を移動し，この際に水圧が生じる。この繰返しによってひび割れ，表面部のはく離が生じ，破壊に至る。

○

コンクリート 地上部コンクリート
コンクリート中の水分が凍結と融解を繰返し，その膨張圧によってひび割れや表面部のはく離が生じ，コンクリートの強度低下につながる可能性がある。

・立地地点が凍結融解作用のおそれのあると判断される場合は想定要・凍結融解作用のおそれのある地点の知見としては，一般社団法人 日本建築学会
建築工事標準仕様書・同解説 JASS 5
鉄筋コンクリート工事（2009年）解説図26.1（凍害危険度の分布図）があり，北
海道・東北地方については想定要○強度低下 ・立地地点が凍結融解作用のおそれ 地上部コンク（凍結融 のないこと、もしくは、立地地点が凍結 リート
解）融解のおそれのあると判断される場合には、設計・施工段階において凍結融解作用に対する抵抗性を確保するために有効な空気量を満足することを確認する、時間依存性が無い評価を実施。

立地地点が凍結融解作用のおそれのないと判断される場合は想定不要

×

コンクリート 化学物質の作用を受ける部位
・地下部コンクリートの侵食に対しては鉄筋
コンクリートが，水分などに含有された のかぶりを大きくするなどの対策を講じてい化学物質に直接接することによって生じ る。
る可能性がある。
・温泉地や化学工場などからの有害な化学物質の影響はなく，化学物質やバクテリアの作用などで劣化は生じないものと考えられることから想定不要
・酸性雨については，雨水の滞留によって長時間接触することはなく問題ないことから想定不要
コンクリート 全コンクリート構造物
・乾燥収縮によるひび割れは一般建築物に硬化中のコンクリートから，水分が乾燥 おける壁などの薄い部材において問題となに伴い逸散し，収縮する。
る。
・影響は軽微であることから想定不要

×

－

×

－

○

コンクリート 地下部コンクリート
地下部に存在する水にセメント水和物が溶解し，組織が疎となり強度低下の可能性がある。

×－○

コンクリート 地上部コンクリート構造物
影響は軽微であることから想定不要
コンクリート表面の温度変動によって膨張・収縮現象が生じ，コンクリートの強度低下が生じる。

×

－

9

10

化学的侵食 地下水などに化学物質（酸類，塩類，油脂，溶剤など）が含まれている場合に，コンクリートが侵食を受け劣化する現象。
また，硫化水素雰囲気では，バクテリアの作用などで酸化され，硫酸となることから，コンク
リートが劣化する現象。

○

11

（乾燥）
収縮

○

12

風化

13

日射

通常状態で使用されるコンク
リートについては，コンクリート中の自由水の逸散に伴う乾燥によって収縮が生じひび割れが発生する。
海洋環境，強酸や高濃度の硫酸根との接触，あるいは凍結融解作用を受ける環境などの特別な劣化促進因子にさらされる環境を除外して，通常の使用環境で，コンクリート中のセメント水和物が周囲の水（雪融け水などの軟水）に溶
解して組織が疎となることでコンクリートの強度低下の可能性がある。
コンクリート表面の温度変動によって膨張・収縮現象が生じることで，コンクリートの強度低下につながる可能性がある。

軟水など成分濃度の低い水が，河川のように常に新しく供給されるような環境において進行する現象であり，このような環境にさらされていない部位については，想定不要

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
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経年劣化評価に関する取組中／取組予定の主要な知見拡充事項（コンクリート・鉄骨編）
日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2021）」附属書D第１段階スクリーニング
管理No.

工業材料で想定される経年劣化事象
経年劣化事
損傷
象
ﾓｰﾄﾞ

定

第２段階スクリーニング
軽水炉で
考慮すべき
事象

義

区分

ATENAレポート

要否

否の
理由

60年想定での経年劣化評価状況

使用材料ごとに想定される経年劣化事象
主要材料

発生部位と要因

経年劣化
事象の分
類
要否

想定要否の検討

60年想定における評価内容／状況 想定される設*1
備／部位*114

テンド 緊張力低下 プレストレス損失（ＰＣ鋼材のン
リラクセーション及びコンクリートの緊の乾燥収縮・クリープ）によりテ
張力
ンドンの緊張力が低下する可能
低下
性がある。

○

コンクリート プレストレストコンクリートでは，プレスト プレストレストコンクリートのテンドン等に想定レス損失（ＰＣ鋼材のリラクセーション 要
及びコンクリートの乾燥収縮・クリープ）
によりテンドンの緊張力が低下する可能
性がある。

○

緊張力の
低下

15

コンク
リート
の遮
蔽
能力
低下

熱

コンクリートが周辺環境からの伝熱や放射線照射による内部発熱を受けると，コンクリート中の水分が逸散し，放射線に対する遮蔽能力が低下する可能性がある。

○

コンクリート 遮蔽機能を要求され高温となる部位 遮蔽機能を要求され高温となる部位についコンクリートが周辺環境からの伝熱や放 て想定要射線照射による内部発熱を受けると，コンクリート中の水分が逸散し，放射線に対する遮蔽能力が低下する可能性がある。

○

遮蔽能力 ・運転時に最も高温となる部位を選定 PWR:内部コ
低下
して、温度分布解析または原子炉格 ンクリート(１（熱）
納容器内の温度実測値によりコンク
次遮蔽壁)
リートの最高温度を算出し、コンクリー BWR:ガンマ
トの最高温度が温度制限値を下回っ 線遮へいていることを確認する、時間依存性が 壁，一次遮無い評価を実施。
へい壁

16

鉄骨
の
強度
低下

腐食

鉄は一般に大気中の酸素，水分等と化学反応を起こして腐食する。海塩粒子等によって腐食が促進され，さらに腐食が進行すると鉄骨の断面欠損に至り，鉄骨の強度低下につながる可能性がある。
繰返し荷重によって疲労が蓄積し，強度が低下する。

○

鉄骨

○

鉄骨の強 ・定期的に目視点検を行うとともに，度低下
有意な塗膜の劣化等が認められた場（腐食） 合には，その部分の塗替等の補修を
実施。

―

○

鉄骨

全鉄骨構造物
鉄骨構造物に対して問題となる事象であり鉄は一般に大気中の酸素，水分等と 想定要
化学反応を起こして腐食する。海塩粒
子等によって腐食が促進され，さらに腐食が進行すると鉄骨の断面欠損に至り，鉄骨の強度低下につながる可能性がある。
繰返し荷重が継続的に加わる部位
排気筒など風による共振現象に起因する繰
風等の繰返し荷重によって金属疲労を 返し荷重を受ける部位について想定要起こし，強度低下に至る可能性がある。

○

鉄骨の強 ・風による繰り返し荷重により疲労破度低下
壊に至る可能性はないことを確認。
（疲労）

排気筒

風などによる繰返し荷重を継続的に受けることによって疲労が蓄積され，強度低下に影響するような構造部材がない場合は想定不要

×

全鉄骨構造物
薬品等が浸入する環境にさらされていないこ
薬品等の浸入によって鉄部が発錆し， とから想定不要
鉄骨の強度低下が生じる。

×

17

疲労

18

19

化学的腐食 薬品等の浸入によって鉄部が発錆することで，鉄骨の強度低下につながる可能性がある。

○

鉄骨

信頼性向上等の観点から、経年劣化評価の知見拡充が望まれている内容等

・供用期間中検査結果及び60年まで PWR：のプレストレス損失推定により運転開 PCCV
始後60年経過時点におけるテンドンの緊張力予測値を算出し、設計要求値を上回っていることを確認－＊1：実機保全を基に劣化傾向監視を行っている事象は「60年想定における評価内容／状況」欄にその概要、「想定される設備」欄に「－」を記載[出典：原子力発電所の高経年化対策実施基準:2021 附属書D，日本原子力学会，2021（著者の許可を得て一部転載）]
凡例 ○：想定される経年劣化事象 ×：想定不要な経年劣化事象
103©Atomic Energy Association 2022

補足資料リスト〇添付資料 2 の補足資料について
添付資料 2 の各事象における説明・主要な根拠等について，機器・事象毎に纏めた。な
お PLM 評価結果等，複数の例があるものについては一例として記載した。
原子炉圧力容器（PWR）
原子炉圧力容器(PWR)

原子炉圧力容器の PLM 疲労評価例

低サイクル疲労-1（美浜発電所 3 号炉劣化状況評価書（平成 27 年 11 月
（平成 28 年 10 月一部変更）））

原子炉圧力容器(PWR)

原子炉圧力容器の PLM 照射脆化評価例（関連温度上昇評

中性子照射脆化-1価例(PTS 評価例)及び上部棚吸収エネルギー評価例）（美浜発電所 3 号炉劣化状況評価書（平成 27 年 11 月
（平成 28 年 10 月一部変更）））

原子炉圧力容器(PWR)

照射脆化評価範囲と構造不連続部（ノズル部）関係図例

中性子照射脆化-2（美浜発電所 3 号炉 劣化状況評価（原子炉容器の中性子照射脆化）補足説明資料（2016 年 11 月 2 日審査ヒアリン
グ資料））

原子炉圧力容器(PWR)

監視試験片取り出し要求と監視試験片数について

中性子照射脆化-3（実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則 他）

原子炉圧力容器(PWR)

炉型別の照射量見込について

中性子照射脆化-4（各プラント PLM 評価書（運転期間延長認可申請含む））

原子炉圧力容器(PWR)

WJP 効果の長期健全性

応力腐食割れ-1（「ピーニングによる応力腐食割れ防止効果に関する研究」（日本保全学会 第 7 回学術講演会要旨集） 他）

原子炉圧力容器(PWR)

690 系 Ni 基合金の耐 PWSCC 長期健全性

応力腐食割れ-2（電力共同研究「690 合金の PWSCC 長期信頼性確証試験（STEP5）2019 年度（中間報告書）」）

原子炉圧力容器(PWR)

耐 UCC 性に関する評価例

クラッド下層部のき裂-1（三菱重工技報 Vol.14 No.1（1977-1）「低合金鋼溶接影
響部の再熱割れに関する研究」）

原子炉圧力容器（BWR）
原子炉圧力容器(BWR)

原子炉圧力容器の PLM 疲労評価例

低サイクル疲労-1（東海第二発電所劣化状況評価書（平成 29 年 11 月（平成 30 年 10 月一部変更）））

104©Atomic Energy Association 2022

原子炉圧力容器(BWR)

原子炉圧力容器の PLM 照射脆化評価例（上部棚吸収エネ

中性子照射脆化-1

ルギー評価）（東海第二発電所劣化状況評価書（平成 29 年 11 月（平成 30 年 10 月一部変更）））

原子炉圧力容器(BWR)

原子炉圧力容器の PLM 照射脆化評価例（関連温度上昇評

中性子照射脆化-2

価）（東海第二発電所劣化状況評価書（平成 29 年 11 月（平成 30 年 10 月一部変更）））

原子炉圧力容器(BWR)

原子炉圧力容器の照射脆化を考慮した温度-圧力運転制限

中性子照射脆化-3

曲線例（東海第二発電所劣化状況評価書（平成 29 年 11 月（平成 30 年 10 月一部変更）））

原子炉圧力容器(BWR)

監視試験片に関する再生の概要，小型監視試験片の適用

中性子照射脆化-4に関する検討状況など（電子ビーム溶接を用いて再生した衝撃試験片の監視試
験への適用性評価（日本保全学会学術講演会要旨集，第
10 回）

他）

原子炉圧力容器(BWR)

照射脆化評価範囲と構造不連続部（ノズル部）関係図例

中性子照射脆化-5（東海第二発電所 劣化状況評価（中性子照射脆化）補足
説明資料（2018 年 11 月 5 日審査ヒアリング資料））

原子炉圧力容器(BWR)

BWR の原子炉圧力容器における PTS に関する評価概要

中性子照射脆化-6(BWR プラント PLM 評価書（運転期間延長認可申請含む））

原子炉圧力容器(BWR)（発電設備技術検査協会「応力改善工法で付与された圧

応力腐食割れ-1

縮残留応力の持続性」（出典：一般財団法人発電設備技術
検査協会 溶接・非破壊検査技術センターーVol.9 2013）

技術レビュ

他）

原子炉圧力容器(BWR)

耐 UCC 性に関する評価例

クラッド下層部のき裂-1（Welding Research Council BULLETIN(WRC-197)
東海第二発電所劣化状況評価書（平成 29 年 11 月（平成30 年 10 月一部変更）））

原子炉圧力容器(BWR)

UCC に関する運転延長認可申請特別点検例

クラッド下層部のき裂-2（東海第二発電所 特別点検（原子炉圧力容器）補足説
明資料（2018 年 11 月 5 日審査ヒアリング資料））

原子炉圧力容器(BWR)

主蒸気／主給水ノズル部腐食に関する PLM 評価例

腐食-1（東海第二発電所劣化状況評価書（平成 29 年 11 月（平成 30 年 10 月一部変更）））

105©Atomic Energy Association 2022

原子炉圧力容器(BWR)

基礎ボルト腐食に関する運転延長認可申請特別点検例

腐食-2（東海第二発電所 特別点検（原子炉圧力容器）補足説
明資料（2018 年 11 月 5 日審査ヒアリング資料））

原子炉格納容器（PWR）
原子炉格納容器(PWR)

コンクリート埋設部がアルカリ環境下であり，酸化被膜

腐食-1が不動態化して腐食速度が極めて小さいことの説明（北海道電力株式会社ほか原子力発電事業者 11 社，「原
子力発電所の運転期間と構築物，系統及び機器の経年劣化影響に関する技術レポート」（2018 年 11 月第１回改訂））コンクリート構造物
コンクリートコンクリートの温度制限に関する説明

熱による強度低下-1（日本建築学会「原子力施設における建築物の維持管理指針・同解説」（2015））

コンクリートコンクリートの熱による強度低下の PLM 評価例

熱による強度低下-2（美浜発電所３号炉 劣化状況評価（コンクリート構造
物および鉄骨構造物）補足説明資料（2016 年 11 月 2 日審
査ヒアリング資料））

コンクリートコンクリートの放射線による強度低下の PLM 評価例

放射線による強度低下-1（大飯発電所３号炉 高経年化技術評価（コンクリート
構造物および鉄骨構造物）補足説明資料（2021 年 11 月 5
日審査ヒアリング資料））

コンクリートコンクリートの放射線による強度低下の PLM 評価例（基放射線による強度低下-2

準値を超えた場合の評価）（大飯発電所３号炉 高経年化技術評価（コンクリート
構造物および鉄骨構造物）補足説明資料（2021 年 11 月 5
日審査ヒアリング資料））

コンクリート

検討中の中性子照射による実機構造物の強度低下に関す

放射線による強度低下-3

る健全性評価（鈴木等，「コンクリート照射劣化メカニズムの解明と実機構造健全性評価手法の構築 その 1：研究全体計画」（2019 年 9 月日本建築学会大会学術講演梗概集（北陸）））

コンクリート

各 PLM 評価プラントの中性化評価値とそれを基にした 80

中性化による強度低下-1

年試評価値（各プラント PLM 評価書（運転期間延長認可申請含む））

106©Atomic Energy Association 2022

コンクリート

各 PLM 評価プラントの塩分浸透評価値とそれを基にした

塩分浸透による強度低下-180 年試評価値（各プラント PLM 評価書（運転期間延長認可申請含む））

コンクリートコンクリートのアルカリ骨材反応の各プラント PLM 評価

アルカリ骨材反応による強

例

度低下-1

（各プラント PLM 評価書（運転期間延長認可申請含む））

コンクリートコンクリートの機械振動の PLM 評価例

機械振動による強度低下-1（東海第二発電所劣化状況評価書（平成 29 年 11 月（平成 30 年 10 月一部変更）））

コンクリートコンクリートの凍結融解の PLM 評価例

凍結融解による強度低下-1（泊発電所 2 号炉高経年化技術評価書（2020 年 3 月（2020 年 12 月一部変更）））

107©Atomic Energy Association 2022

文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(PWR)低サイクル疲労-1

添付資料 2（PWR 原子炉圧力容器）

疲労割れ

説明：PLM評価書において，原子炉圧力容器の疲労割れは，JSME設計・建設規格，環境
疲労評価手法を用いた60年間を想定した実過渡回数に基づく疲労評価（含接液環境を考慮した環境疲労評価）を定期的に実施し，疲労累積係数（UF値）が1未満であることを確認している。
文献名：美浜発電所 3 号炉劣化状況評価書（平成 27 年 11 月（平成 28 年 10 月一部変
更）
）

108

©Atomic Energy Association 2022

109

©Atomic Energy Association 2022

110

©Atomic Energy Association 2022

文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(PWR)中性子照射脆化-1-1

添付資料 2（PWR 原子炉圧力容器） 中性子照射脆化（関連温度上昇）

説明：
運転開始60年時点の原子炉圧力容器の関連温度上昇を考慮した加圧熱衝撃評価において，初期き裂（10mm）を想定しても，脆性破壊に対する抵抗値（材料自身の持つねばり強さ）を示すKIC曲線は，負荷状態を応力拡大係数KI（脆性破壊を起こそうとする値）で示すPTS状態遷移曲線を上回っている。また，超音波探傷検査結果を踏まえ，初期き裂5mmを想定した場合は更に保守的な評価結果となっている。
文献名：美浜発電所 3 号炉劣化状況評価書（平成 27 年 11 月（平成 28 年 10 月一部変
更）
）

111

©Atomic Energy Association 2022

文献番号：RV(PWR)中性子

記載箇所：

照射脆化-1-2

別添 A（PWR 原子炉容器） 中性子照射脆化（上部棚エネ
ルギー吸収エネルギー低下）

説明：
運転開始60年時点の原子炉圧力容器の上部棚吸収エネルギー低下を考慮したJEAC4206に基いた評価（USE評価）において，JEAC4206が要求している値68Jとの比較ないし弾塑
性破壊力学評価を実施し，き裂が不安定破壊しないとの評価を得ている。

文献名：美浜発電所 3 号炉劣化状況評価書（平成 27 年 11 月（平成 28 年 10 月一部変
更）
）

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文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(PWR)中性子照射脆化-2

添付資料 2（PWR 原子炉圧力容器）中性子照射脆化

説明：
原子炉圧力容器の中性子照射脆化は1.0×1017n/cm2(E>1MeV)）を超える中性子照射量を受ける炉心領域を対象としており，60年運転想定のPLM評価では，ノズルコーナ―等の構造不連続部の範囲に影響が無い事を確認している。
80年想定の場合には，照射脆化の評価対象範囲拡大に伴う構造不連続部（ノズルコーナ―）に対する影響を確認しつつ，必要に応じ評価対象の再整理を行う。
文献名：美浜発電所 3 号炉 劣化状況評価（原子炉容器の中性子照射脆化）補足説明資料（2016 年 11 月 2 日審査ヒアリング資料）

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文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(PWR)中性子照射脆化-3

添付資料 2（PWR 原子炉圧力容器）中性子照射脆化

説明：
後述する取り出し要求のとおり，長期運転に伴い監視試験片の取り出し数が増加するのに対し，プラント建設時の監視試験片装荷数は，プラントにも拠るが4～8個程度である。
このため，JEAC4201で規格化されている試験片の再生に加え，小型再生試験片の活用，監視試験計画の高度化等の知見拡充が望まれる状況である。

○監視試験片取り出しについて
監視試験片の取り出しは実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（以下，「技術基準規則」）や JEAC4201，及び運転期間延長認可制度に基づいて現在実施されており，概要は以下のとおり。
●JEAC4201 に則った取り出し
標準監視試験計画としては以下のとおり規定されている。
相当運転期間における原子炉圧力容器内面の関連温度移行量の予測値（ΔRTNDT 予測値）（℃）

最少カプセル数（個）
取り出し

第1

時期

カプセル
注7

(EFPY)

第2

ΔRTNDT≦28

28<ΔRTNDT≦56

56<ΔRTNDT≦111

111<ΔRTNDT

3

3

4

5

12 注 16 注2

3 注2

1.5 注 2

24 注 3

15 注 36 注4

3 注5

相当運転期間注 6

相当運転期間注 6

15 注 36 注4――相当運転期間注 6

15 注 3―――相当運転期間注 6

カプセル
第3
カプセル
第4
カプセル
第5
カプセル
注 1～7：JEAC4201 には詳細注記有。本資料では省略。

●運転期間延長認可制度に則った取り出し要求
運転期間延長認可制度（実用発電用原子炉の運転期間延長認可申請に係る運用ガイド）に記載されている，照射試験片の取り出し要求は以下のとおりであり，
JEAC4201 の標準監視試験計画に基いた取り出しに加え，プラントに拠っては最大

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2 カプセルの追加取り出しを要する。
・運転開始後３０年を経過する日から１０年以内のできるだけ遅い時期に取り出した監視試験片の試験結果（監視試験片の取り出し時期は，試験等に要する期
間（３年程度を目安）を考慮した上で，申請書の提出期限に最も近い定期事業者検査（原則として計画外の原子炉停止によるものを除く。）とする。）。
・運転開始後４０年を経過する日から１０年以内の適切な評価が実施できる時期に監視試験片を取り出し，当該監視試験片に基づき行う監視試験の計画。
●技術基準規則による取り出し要求
技術基準規則及びその解釈においては，第十四条，第二十二条において監視試験を実施することが要求されており，また別記-6 において以下の通り監視試験片の追加取り出しが要求されている。
＜技術基準規則解釈 別記-6 抜粋＞
・原子炉圧力容器内面が受ける中性子照射量（E>1MeV）が 2.4×1019n/cm2 を上回る場合は，以下の①及び②を満足すること。
①原子炉圧力容器内面が受ける中性子照射量（E>1MeV）が，これまでに取り出された監視試験片の中性子照射量を超えない時期に，新たな監視試験片を取り出して関連温度移行量を予測すること。
②運転開始後40 年を超えて運転を行う場合には，運転開始後40 年から50 年の間に少なくとも１度，更に運転開始後50 年から60 年の間に少なくとも１度，監視試験片を取り出して関連温度移行量を予測すること。

文献名： 実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則 他

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文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(PWR)中性子照射脆化-4

添付資料 2（PWR 原子炉圧力容器）

中性子照射脆化説明：
監視試験により蓄積したデータ等を踏まえ，関連温度移行量および上部棚吸収エネルギ
ーの算出方法について，継続的に改善が図られており，蓄積したデータは適宜規格への反映が行われている。なお，JEAC4201-2007[2013年追補版]の関連温度移行量及び上部棚
吸収エネルギー減少量の予測には，適用範囲として中性子照射量の上限（それぞれ1.3×1020n/cm2(E>1MeV)，1.2×1020n/cm2(E>1MeV)）が設定されているが，データを反映
し，適用範囲の上限見直しが適宜行われている。80年評価を想定する場合は，JEAC4201-2007[2013年追補版]の適用範囲を超えた照射量となる可能性がある。（但し，個別プラントの稼働率等に依存する。）

文献名： ―（各プラント PLM 評価書（運転期間延長認可申請含む））

各プラントの PLM 評価書には運転開始後 60 年時点の推定照射量が記載されており，そのまま単純に評価期間 80 年に換算すべく 4/3 倍すると以下の表の内容となる。
実際には個別プラント毎の稼働率等に拠る為，上記の換算はそのまま当てはまらないが，規格の現状の適用範囲を超える照射量を受けるプラントが出てくる可能性がある。
60 年推定照射量＊1＊2(PLM 記載)

80 年換算値＊1＊3

PWR

約 3.8～10.8

約 5.1～14.4

BWR

約 0.1～0.3

約 0.1～0.4

JEAC4201-2013 追補（上限値）
脆化予測法＊1

USE 予測式＊1

～13.0

～12.0

＊1：原子炉圧力容器胴内面の照射量目安 [×1019n/cm2(E>1MeV)]＊2：各プラントの断続運転前提の高経年化技術評価，及び，運転延長認可申請に記載の値を炉型別に整理した値＊3：＊2 の数値を単純に 4/3 倍した概数。実際には個別プラント毎の稼働率等に拠る

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文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(PWR)応力腐食割れ-1

添付資料 2（PWR 原子炉圧力容器）

応力腐食割れ説明：
ウオータージェットピーニング施工後は表面に圧縮応力が得られることが確認されており，その持続性については，下記の研究報告において，各種条件で圧縮残留応力が保持されていることが報告されている。
例として文献2で400℃-461時間の温度加速試験で圧縮応力が保持されているが，これはラーソンミラーパラメータに拠る換算で320℃-60年に該当し，実機におけるピーニング
施工時期や稼働率を考慮すると60年超のプラント供用期間に相当する。

文献名：
文献 1：
三菱重工業株式会社「ピーニングによる応力腐食割れ防止効果に関する研究」（出典：日本保全学会 第 7 回学術講演会要旨集）
文献 2：
発電設備技術検査協会「応力改善工法で付与された圧縮残留応力の持続性」（出典：一般財団法人発電設備技術検査協会

溶接・非破壊検査技術センター

技術レビューVol.9

2013）

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文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(PWR)応力腐食割れ-2

添付資料 2（PWR 原子炉圧力容器）

応力腐食割れ説明：
電力共同研究による690系ニッケル基合金の温度加速定荷重応力腐食割れ試験の結果から，690系ニッケル基合金については，60年想定において，PWR一次系水質環境において
応力腐食割れが発生する可能性は小さいと考えている。
690系ニッケル基合金の360℃-10万時間以上の温度加速定荷重試験で未破断であり，これはラーソンミラーパラメータに拠る換算で320℃-60年超に該当する。

文献名：電力共同研究「690 合金の PWSCC 長期信頼性確証試験（STEP5）2019 年度（中間報告書）」
690 系ニッケル基合金の定荷重応力腐食割れ（SCC）試験結果

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文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(PWR)クラッド下層部のき添付資料 2（PWR 原子炉容器） クラッド下層部のき裂

裂-1
説明：
国内の全PWRの原子炉圧力容器においては，製作時に溶接入熱を管理しクラッド下層部
のき裂が発生しない領域（下図の「再熱割れ発生せず」の領域）でクラッド施工することで製造時の割れ発生が防止されている。
補足：クラッド下層部のき裂は，原子炉圧力容器の肉盛り溶接部の熱影響部にみられる再熱割れである。割れはビードの重なりの下部で最初のビード溶接時に加熱された熱影響
部粗大粒域で，次のビードにより再加熱される部分で発生する。溶接後熱処理により，クリープ延性が低下し，条件によっては発生することがある。
材料の割れ感受性を評価するのに，「ΔG＝Cr＋3.3Mo＋8.1V－２（％）」が提案されており，材料の化学成分と溶接入熱をコントロールすることで再熱割れを防止することが可能である。当該評価は時間依存性が無く60年想定でも80年想定でも変わらない。
文献名：三菱重工技報 Vol.14 No.1（1977-1）「低合金鋼溶接影響部の再熱割れに関する研究」

再熱割れ発生に及ぼす⊿Ｇ値および溶接入熱の影響

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文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(BWR)低サイクル疲労-1

添付資料 2（BWR 原子炉圧力容器）

疲労割れ

説明：参考として，PLM評価書において，原子炉圧力容器の疲労割れは，JSME設計・建設規格，環境疲労評価手法を用いた60年間を想定した実過渡回数に基づく疲労評価（含接液環境を考慮した環境疲労評価）を定期的に実施し，疲労累積係数（UF値）が1未満であることを確認している。
文献名：東海第二発電所劣化状況評価書（平成 29 年 11 月（平成 30 年 10 月一部変更））

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文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(BWR)中性子照射脆化-1

添付資料 2（BWR 原子炉圧力容器） 中性子照射脆化（上部棚エネルギー吸収エネルギー低下）

説明：中性子照射脆化に対し実機では，JEAC4201および技術基準解釈に従い監視試験片を計画的に取り出し，衝撃試験等を行うことによって，関連温度移行量や上部棚吸収エネ
ルギー減少量のデータ蓄積を継続している。
文献名：東海第二発電所劣化状況評価書（平成 29 年 11 月（平成 30 年 10 月一部変更））

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文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(BWR)中性子照射脆化-2

添付資料 2（BWR 原子炉圧力容器） 中性子照射脆化（関連温度上昇）

説明：各PLM評価においては，JEAC4201により関連温度移行量の予測を行い，監視試験
結果を包含することを確認している。
文献名：東海第二発電所劣化状況評価書（平成 29 年 11 月（平成 30 年 10 月一部変更））

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文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(BWR)中性子照射脆化-3

添付資料 2（BWR 原子炉圧力容器） 中性子照射脆化の運
転管理反映

説明：関連温度移行量より，JEAC4206に従い，最低使用温度を算出し，原子炉圧力容器の耐圧・漏えい試験時には圧力容器の最低使用温度を守るように運転管理を行っている。
文献名：東海第二発電所劣化状況評価書（平成 29 年 11 月（平成 30 年 10 月一部変更））

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文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(BWR)中性子照射脆化-4

添付資料 2（BWR 原子炉圧力容器） 中性子照射脆化（小型試験片技術開発）

説明：建設時に装荷した監視試験片の数には限りがあるため，60年を超えた想定をする
場合には，試験片の再生，小型試験片の活用，監視試験計画の高度化等について検討を実施している。
例として文献1では監視試験片の再生方法として電子ビーム溶接の適用性評価，HAZ試験
片の板厚方向採取位置の違いによる衝撃特性への影響確認試験を実施し，結言として以下の旨を成果としている。
・電子ビーム溶接による試験片の結合部は，有害な割れまたは融合不良は無く，シャルピ
ー衝撃試験においても十分な強度を有しており，JEAC4201-2007の接合方法の確認試験の要求を満足することを確認した。
・HAZ試験片の板厚方向採取位置の違いが衝撃特性，金属組織および硬さに影響しない
ことを確認した。これにより，(1/4)t位置から採取されていない溶接金属試験片のHAZを
HAZ再生試験片用のインサート材として用いてもよいことを確認した。

文献名：
文献 1：
電子ビーム溶接を用いて再生した衝撃試験片の監視試験への適用性評価（日本保全学会
学術講演会要旨集，第 10 回）
文献 2：
Mini-C(T)試験片を用いた原子炉圧力容器溶接金属脆化評価手法における試験片形状の影響（機械学会 M&M 2021 年 9 月 15 日，16 日）

127©Atomic Energy Association 2022

文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(BWR)中性子照射脆化-5

添付資料 2（BWR 原子炉圧力容器） 中性子照射脆化（評価領域と構造不連続部の関係）

説明：評価対象部位の選定基準（1.0×1017n/cm2(E>1MeV)）を超える中性子照射量を受ける部位として構造不連続部は含まれていなかったが，照射量が増大する場合は原子炉
圧力容器ノズルのノズルコーナ部等の構造不連続部が評対象部位として加わる可能性があるが，PLM評価においてノズル部を含めた評価を実施している。
文献名：東海第二発電所 劣化状況評価（中性子照射脆化）補足説明資料（2018 年 11 月
5 日審査ヒアリング資料）

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文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(BWR)中性子照射脆化-6

添付資料 2（BWR 原子炉圧力容器） 中性子照射脆化(BWRの原子炉圧力容器における PTS 評価)

説明：BWRについては供用状態C，DにおいてPTS事象のような非延性破壊に対して厳しい運転事象がないこと，国内全プラント網羅するように供用期間60年時点でのPTS評価を実施した結果，十分な尤度を持つことが確認されている。

文献名：
文献 1：
沸騰水型原子炉圧力容器の過渡事象における加圧熱衝撃の評価（日本保全学会学術講演
会要旨集，第 10 回）
文献 2：
BWR 各プラントの高経年化技術評価書

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文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(BWR)応力腐食割れ-1

別添 A（BWR 原子炉圧力容器） 応力腐食割れ（ピーニン
グの長期健全性）

説明： ウォータジェットまたはレーザを用いたピーニングは効果の持続性も確認されている。例として文献3で400℃-461時間の温度加速試験で圧縮応力が保持されているが，これはラーソンミラーパラメータに拠る換算で290℃では60年超の期間に該当する。

文献名：
文献 1：
WJP による残留応力改善効果の持続性評価，日本材料学会第 59 期学術講演会講演論文集， (2010)，
文献 2：“レーザピーニング施工をした溶接部の圧縮残留応力に及ぼす外部応力負荷の影響”， M＆M2010 材料力学カンファレンス
文献 3：
発電設備技術検査協会「応力改善工法で付与された圧縮残留応力の持続性」（出典：一般財団法人発電設備技術検査協会

溶接・非破壊検査技術センター

技術レビューVol.9

2013）

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文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(BWR)クラッド下層部のき添付資料 2（BWR 原子炉圧力容器） クラッド下層部のき裂-1裂

説明：クラッド下層部の亀裂については，全米溶接協会の報告書「Welding ResearchCouncil BULLETIN(WRC-197)」において，特定の種類の低合金鋼材料と特定の溶接施工条件が重畳した場合に発生する可能性が確認されており，低合金鋼の材料の改善（化学成分の規制等）や溶接方法の改善（高入熱条件の回避）を図ることで発生を防止できることが示されている。国内のBWR原子炉圧力容器は上記報告書のUCC発生防止対策を踏まえて溶接条件を検証してクラッド溶接が施工されており，UCC発生の可能性は低いと考えている。
文献名：Welding Research Council BULLETIN(WRC-197)
東海第二発電所劣化状況評価書（平成 29 年 11 月（平成 30 年 10 月一部変更））＜概要（抄訳）＞
題名：圧力容器のクラッド下層部の亀裂に関するレビュー
発行年：1974
著者：AG Vinckier，AW Pense
概要：
このレビューは，クラッド下層部の亀裂に関して，公開されている技術文献と民間の研究プログラムの両方から得られた多くのデータを網羅してレビューしている。レビューの目的は，クラッド下層部の亀裂の発生原因となる要因を特定し，それを緩和または排除できる手段を検討することである。レビューの過程で原子力向け圧力容器鋼の製造，熱処理，およびクラッディングに関する重要なデータベースが作成された。
クラッド下層部の亀裂は，溶接クラッドオーバーレイの下に存在する低合金鋼の熱影
響部に見られる深さ約 3 mm（0.12 インチ）以上，長さ 3 mm（0.12 インチ）以上の金
属組織の粒界の分離として定義された。これよりも小さいサイズの粒界剥離も調査に含まれていた。これらの亀裂は一般的に溶接後の熱処理中に生成される。クラッド下層部の亀裂を誘発する 3 つの要因の組み合わせは，粗大化した結晶構造，有意な残留応力パ
ターン，及び 600°〜650°C（1112〜1202°F）のクリープ延性が低い範囲の温度領域
での熱処理である。高入熱条件によるクラッド溶接において，特に溶接パスを重ねている場合には，粗大化した結晶構造と残留応力の形態となる。そして，溶接後の熱処理は亀裂が発生する温度環境となる。

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＜国内 BWR プラントの UCC 対策＞
ＵＣＣ事象は，１９７０年にヨーロッパで最初に確認されたとされている。
以下にＵＣＣの特徴を示す。
（１）結晶粒界の非常に微細な不連続部を総称してＵＣＣと呼んでいる。
（２）ステンレス鋼の肉盛溶接を高入熱施工法で行うと感受性が高くなる。
（３）肉盛ビードの重ね部直下に結晶粒が粗大化した母材熱影響部にのみ発生する。
（４）溶接後熱処理過程で発生する。
ＵＣＣ発生状況の模式図を図１に示す。UCC は，第１肉盛溶接の入熱により母材が加熱され溶接熱影響部に粗大結晶粒が形成され，さらに次の第２肉盛溶接の入熱により 650℃付近以下に再加熱された箇所で溶接後熱処理過程中に発生するものである。
WRC-197 では，ＵＣＣに対しては以下に示す防止対策が有効であることが確認されている。
①ステンレスクラッドの２層盛溶接②高周波加熱もしくは中周波加熱による結晶粒の微細化③ＵＣＣ感受性の低い材料の採用・化学成分の規制④小入熱方法の採用
国内のＢＷＲプラントでは，上記の対策のいずれか１つ以上を採用しＵＣＣを防止している。

図１

UCC 発生状況の模式図（WRC-197）

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134

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文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(BWR)クラッド下層部のき添付資料 2（BWR 原子炉圧力容器） クラッド下層部のき裂-2裂

説明：運転期間延長認可申請に際して実施した特別点検において，UCCに対して有効な
超音波探傷検査を実施した結果，中性子照射脆化による脆性破壊の起点となるような有意な欠陥は認められていない。
文献名：東海第二発電所

特別点検（原子炉圧力容器）補足説明資料（2018 年 11 月 5 日

審査ヒアリング資料）

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文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(BWR)腐食-1

添付資料 2（BWR 原子炉圧力容器） 腐食（FAC 及び全面腐食）

説明：原子炉圧力容器内部の内面クラッドがない主蒸気ノズル等は，低合金鋼等が高温流体に接しているため，腐食（全面腐食）が懸念される。また，蒸気が高速で流れる主蒸気ノズルは流れ加速型腐食が想定される。これに関しては，全面腐食及び流れ加速型
腐食による運転開始後 60 年時点における腐食量を予測式により算出し，設計・製造段
階で考慮した腐食代よりも十分に小さいことを確認している。
文献名：東海第二発電所劣化状況評価書（平成 29 年 11 月（平成 30 年 10 月一部変更））

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文献番号：原子炉圧力容器

記載箇所：(BWR)腐食-2

添付資料 2（BWR 原子炉圧力容器）

腐食

説明： 基礎ボルトの露出部は，炭素鋼もしくは低合金鋼を使用しており，長期運転により腐食の懸念がある。これに関しては，通常運転時は原子炉格納容器内は窒素ガス雰囲気中にあり，ボルト表面に防錆塗装を実施しているプラントもあり，腐食が発生する可能性は小さい。また，定期的な点検によりボルトの健全性を確認している。なお，40年超に際して実施した特別点検において超音波探傷試験により健全性を確認している。
文献名：東海第二発電所

特別点検（原子炉圧力容器）補足説明資料（2018 年 11 月 5 日

審査ヒアリング資料）

138©Atomic Energy Association 2022

文献番号： 原子炉格納容器

記載箇所：(PWR)腐食-1

添付資料 2(PWR 原子炉格納容器）

腐食

説明：コンクリート埋設部は，コンクリート内の水酸化カルシウムによりｐＨ１２～１３程度の強アルカリ環境を形成していることが知られているが，以下文献にて引用されている鉄の電位-pH図に示す通り，当該環境において鉄表面に生成する酸化被膜は不動態化しているため，腐食速度としては極めて小さい環境にある。
文献名：北海道電力株式会社ほか原子力発電事業者 11 社，「原子力発電所の運転期間と構築物，系統及び機器の経年劣化影響に関する技術レポート」（2018 年 11 月第１回改訂）
例えば，炭素鋼材の湿潤環境での腐食挙動は，表面に生成する酸化皮膜（不動態皮膜）の影響を受け，不動態皮膜が安定となる環境条件（例えば図 3.2.1 (1)-1 [3]の領域 III）では腐食速度が低下し，皮膜の保護作用が弱くなる（例えば図 3.2.1 (1)-1 [3]の領域 II）と，
材料表面全体で腐食が進行する。

参考文献[3] 腐食防食協会編，「腐食防食ハンドブック」，丸善（2000），P7

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文献番号：

記載箇所：

コンクリート構造物

添付資料 2（コンクリート構造物）

熱による強度低下-1

トの強度低下

熱によるコンクリー

説明：
一般にコンクリートは，温度が70℃程度ならばコンクリートの基本特性に大きな影響を及ぼすような自由水の逸散は生じず，100℃程度以下ならば圧縮強度の低下は少ない。一方，コンクリート温度が190℃付近まで上昇すると結晶水が解放され始め，さらに高温になると脱水現象が著しくなるため，コンクリートの特性に影響が出始めるとされている。

[補足]
上記説明が当該文献に記載されており，更に当該文献には，以下が記載されている。
・コンクリート構造物に対する維持管理において熱による経年劣化は，設計時に設定した許容値を満足していれば熱による悪影響は生じないものと考え，設計値を維持管理においても評価基準とする。
・日本建築学会と日本機械学会では，定常状態におけるコンクリートの表面温度の制限値として，一般部においては65℃，局部（配管貫通部など）においては90℃としている。なお，これら温度制限値を超える場合は，別途強度に関して検討することを要求し
ている。
文献名：
日本建築学会「原子力施設における建築物の維持管理指針・同解説」（2015）
記載箇所：付録Ⅰ.1 健全性評価における評価基準の設定に関する資料
２．劣化要因（p144），2.1

コンクリート構造物，a.熱（高温）

参考文献
ASME「Boiler & Pressure Vessel Code， Section Ⅲ Division 2」（2007）
日本機械学会「発電用原子力設備規格 コンクリート製原子炉格納容器規格」（2011）140©Atomic Energy Association 2022

文献番号：

記載箇所：

コンクリート構造物

添付資料 2（コンクリート構造物）

熱による強度低下-2ートの強度低下

熱によるコンクリ

説明：PLMにおいては，運転時に最も高温となる部位を選定して，温度分布解析等によりコンクリートの最高温度を算出し，コンクリートの最高温度が日本建築学会「原子炉建屋構造設計指針・同解説」において定められた温度制限値（局部90℃，一般部分65℃）を下回っていることを確認している。
文献名：美浜発電所３号炉

劣化状況評価（コンクリート構造物および鉄骨構造物）補足

説明資料（2016 年 11 月 2 日審査ヒアリング資料）

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文献番号：

記載箇所：

コンクリート構造物

添付資料 2（コンクリート構造物）

放射線による強度低下-1

ンクリートの強度低下

放射線照射によるコ

説明：PLMにおいては，中性子照射量およびガンマ線照射量の最も大きい部位を評価対象とし，運転開始後60年時点で予想される中性子照射量およびガンマ線照射量を放射線
照射量解析により算出し，目安とした値（中性子照射量1×1019n/cm２，ガンマ線照射量
2×10８Gy（2×10１０rad））以下であることを確認している。
文献名：大飯発電所３号炉

高経年化技術評価（コンクリート構造物および鉄骨構造物）

補足説明資料（2021 年 11 月 5 日審査ヒアリング資料）

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144

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145

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文献番号：

記載箇所：

コンクリート構造物

添付資料 2（コンクリート構造物）

放射線による強度低下-2

ンクリートの強度低下

放射線照射によるコ

説明：運転開始後60年時点で予想される中性子照射量およびガンマ線照射量を放射線照
射量解析が目安値を超える部位がある場合には，照射量が基準目安値を超える範囲を除いた部材厚で構造体の耐力を評価し，設計荷重を上回ることを確認している。
文献名：大飯発電所３号炉

高経年化技術評価（コンクリート構造物および鉄骨構造物）

補足説明資料（2021 年 11 月 5 日審査ヒアリング資料）

146©Atomic Energy Association 2022

（添付-1～5 転載省略）

147©Atomic Energy Association 2022

文献番号：

記載箇所：

コンクリート構造物

添付資料 2（コンクリート構造物）

放射線による強度低下-3

ンクリートの強度低下

放射線照射によるコ

説明：長期運転評価において，より合理的な評価手法の開発という観点で，評価手法の高度化検討が実施されている。

文献名：
鈴木等，
「コンクリート照射劣化メカニズムの解明と実機構造健全性評価手法の構築

その 1：研究全体計画」（2019 年 9 月日本建築学会大会学術講演梗概集（北陸））
次の①～③を課題として挙げ，中性子照射による骨材膨張の詳細メカニズム（異なる岩種・鉱物の影響，照射速度効果）を解明し，得られた知見を市販の汎用 FEM コードの構
成則に反映することにより，実機構造物の健全性評価の枠組み（文献中の図 4）を構築することを目的とし，実験および解析的研究が進められている。
課題①：
現行の目安値(1×1019n/cm2：E≧0.1MeV)は，非常に保守的な値であり，設定した目安値が過度に保守的とならない合理的な運用方法について検討する必要がある。
課題②：
研究炉による中性子照射試験の照射速度は実機の約 80 倍なので，速度効果を把握する必
要がある。
課題③：
骨材膨張を考慮したコンクリート構成則や鉄筋とコンクリートの付着挙動などを適切に把握し，市販の汎用 FEM コードの構成則に反映することにより，実機構造物の健全性評
価の枠組みを構築する必要がある。

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文献番号：

記載箇所：

コンクリート構造物

添付資料 2（コンクリート構造物） 中性化によるコ中性化による強度低下-1

ンクリートの強度低下

説明：
コンクリート構造物は，コンクリート部材によって構成される。コンクリート部材は，コンクリートと鉄筋で構成され，コンクリートが圧縮力に強く，鉄筋が引張力に強いという特性を活かして，鉄筋がコンクリートの中に配置され一体となることで，圧縮力にも引張力にも強い部材となっている。また，コンクリートはアルカリ性であるため，コンクリー
トの中に配置された鉄筋は腐食しにくいという利点も有している。
コンクリートの中性化とは，本来アルカリ性であるコンクリートが大気中の炭酸ガス等の外部環境の影響を受けて徐々にそのアルカリ性を失っていく現象である。また，コンク
リートの中性化が鉄筋位置まで進むと，鉄筋を腐食から保護する機能が低下し，水分及び酸素の作用により鉄筋が腐食する可能性が高まる。

一方，中性化の進展は，一般的に，C=A√t（C：中性化深さ（mm），t:材齢（年），A：
中性化速度係数（㎜／√年））で表わされ，経過時間に対しその進展は緩やかである。加えて，高経年化技術評価では，鉄筋が腐食し始めるときの中性化深さを，水分の影響を考慮して，屋外の雨がかり等の環境においては鉄筋のかぶり厚さまで達した時，屋内の環境においては鉄筋のかぶり厚さから20mm奥まで達した時としているが，中性化深さが当該位置に進展しているか又は進展する可能性があったとしても，ただちにコンクリート部
材の強度が低下する訳ではない。本来は，図1に示すように，コンクリート部材としての強度低下（D点）は，中性化深さが，鉄筋が腐食し始める深さに到達した後に，鉄筋の腐食が発生（B点）し，さらにそれが進展して酸化生成物による体積膨張からコンクリートにひび割れや剥離が生じ（C点），それが進展することで発生する。このことは，原子力規制委員会「実用発電用原子炉の運転の期間の延長の審査基準」において，「評価対象部
位の中性化深さが，鉄筋が腐食し始める深さまで進行しているか又は進行する可能性が認められる場合は，耐力評価を行い，その結果，当該部位を構成する部材又は構造体の耐力が設計荷重を上回ること。」という要求事項に適合していれば，安全性を確保し得ると判断されるとしていることとも整合する。
しかしながら，原子力発電所のコンクリート構造物の高経年化技術評価では，保守側に中性化深さが，鉄筋が腐食し始める深さまで進展するかどうかをもって，中性化によるコンクリートの強度低下に対する評価としている。

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図1

中性化による影響の概念図

また，表1に示すとおり，高経年化技術評価実施プラントの運転開始後60年時点における中性化深さは，鉄筋が腐食し始めるときの中性化深さを十分に下回っており，加えて，60年間以上の中性化の進展傾向及び余裕を確認するため，80年間経過を想定した中性化深さについても評価したところ，鉄筋が腐食し始めるときの中性化深さを下回っていることから，20年以上の余裕を有しており，中性化の進展が僅かであると判断できる。さらに，通常運転時から目視点検などの保全活動を継続しており，中性化によるひび割れ等がないことを確認している。

文献名：―（各プラント PLM 評価書（運転期間延長認可申請含む））

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151

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原子炉補助建屋(屋内面)

燃料取替用水ﾀﾝｸ基礎(ﾀﾞｸﾄ含)

タービン建屋外壁（屋内面）

アスファルト固化建屋（屋内面）

川内 1 号

川内 2 号

東海第二

敦賀 2 号*

27 年

－

28 年

27 年

25 年

28 年

26 年

27 年

－

－

－

27 年

28 年

28 年

16 年

27 年

27 年

始後経過年数

調査時の運転開

0.3

－

0.6

2.2

0.0

0.1

0.1

0.2

－

－

－

2.0

1.1

0.8

1.5

0.3

0.1

測定値

中性化深さ

2.7

－

4.7

4.1

3.9

1.9

1.6

1.6

－

－

－

2.5

2.4

2.4

2.6

3.8

1.2

推定値*3

－

4.0

－

－

－

－

－

－

0.2

0.2

0.5

－

－

－

－

－

－

測定値

－

2.9

－

－

－

－

－

－

3.3

3.8

4.3

－

2.8

2.8

－

－

－

推定値*3

4.0

5.0

6.9

6.1

5.3

2.8

2.4

2.4

4.0

4.7

5.3

3.8

3.4

3.4

4.4

5.7

1.8

推定値*3

中性化深さ

60 年時点の

運転開始後

4.6

5.8

7.9

7.0

6.0

3.3

2.8

2.8

4.4

5.1

5.8

4.3

4.0

4.0

5.2

6.5

2.1

推定値*3

中性化深さ

80 年想定の

5.0

6.0

9.0

9.0

7.0

7.0

9.7

9.7

6.0

7.0

6.0

6.0

6.0

6.0

6.0

9.0

5.0

評価基準値*4（単位：cm）

構成する部材又は構造体の耐力が設計荷重を上回ることを確認すること。
」と記載されている。

延長の審査基準」における要求事項としては，「評価対象部位の中性化深さが，鉄筋が腐食し始める深さまで進行しているか又は進行する可能性が認められる場合は，耐力評価を行い，その結果，当該部位を*4 鉄筋が腐食し始める時点の中性化深さ（屋外では鉄筋のかぶり厚さまで達したとき，屋内では鉄筋のかぶり厚さから 2.0 ㎝奥まで達したとき）。ただし，原子力規制委員会「実用発電用原子炉の運転の期間の*3 岸谷式，依田式，森永式及び実測値に基づく√t 式による推定値のうち最大値を記載*2 高経年化技術評価報告書に記載されている評価対象部位

－

38 年

－

－

－

－

－

－

39 年

40 年

38 年

－

－

－

－

－

－

始後経過年数

調査時の運転開中性化深さ（運転開始後約 40 年時点）における（運転開始後約 30 年時点）における*1 高経年化技術評価実施プラント（廃炉プラント，高経年化技術評価未実施プラント除く）。＊は冷温停止維持前提

制御室建物 1 階内壁

島根 2 号

廃棄物処理建屋（屋内面）

外部遮蔽壁（屋内面）

高浜 1 号

大飯 3 号

内部コンクリート（上部）美浜 3 号外部遮蔽壁（屋内面）

補助建屋（地下 2 階東エレベーター前壁)

浜岡 3 号*

高浜 4 号

タービン建屋（屋内）柏崎刈羽 5 号*

外部遮蔽壁（屋内面）

原子炉建屋（屋内）

柏崎刈羽 2 号*

高浜 3 号

使用済燃料輸送容器保管建屋（屋内）柏崎刈羽 1 号*

内部コンクリート（上部）外部しゃへい建屋

泊 2 号*

高浜 2 号

内部コンクリート

評価対象部位*2

泊 1 号*

プラント*1

運転期間延長認可申請の劣化状況評価

各プラントにおける中性化深さと評価基準値の関係
高経年化技術評価

表1

文献番号：

記載箇所：

コンクリート構造物

添付資料 2（コンクリート構造物） 塩分浸透による塩分浸透による強度低下-1

コンクリートの強度低下

説明：
コンクリート構造物における塩分浸透とは，飛来塩分及び海水とその飛沫の影響により，コンクリート表面に付着した塩分に含まれる塩化物イオンがコンクリート内部に浸透していく現象である。塩化物イオンが鉄筋位置まで進むと，鉄筋を腐食から保護する機能が低下し，水分及び酸素の作用により鉄筋が腐食する可能性が高まる。
一方，仮に鉄筋の腐食が発生したとしても，コンクリートにひび割れや剥離が生じるまで進展しなければ，コンクリート部材の強度低下が生じることはない。このことから，原子力発電所のコンクリート構造物の高経年化技術評価では，塩分浸透によって発生する鉄筋の腐食量（腐食減量）が，「かぶりコンクリートにひび割れが発生する時点
での鉄筋の腐食減量」（以下，評価基準値という）に達するかどうかをもって，塩分浸透によるコンクリートの強度低下に対する評価としている。
なお，図 1 に示すとおり，鉄筋の腐食減量が評価基準値（C 点）まで進展し，更にコンクリート部材の強度低下（D 点）に至るとしても，塩分浸透の影響を受ける部位は屋外面であることから，補修等による機能維持・回復が可能である。

図1

塩分浸透による影響の概念図

152©Atomic Energy Association 2022

また，表1に示すとおり，高経年化技術評価実施プラント（審査中含む）の運転開始後60
年時点における鉄筋の腐食減量は，評価基準値を十分に下回っており，加えて，運転開始
後60年以降の塩分浸透の進展傾向及び余裕を確認するため，80年間経過を想定した鉄筋の腐食減量についても評価したところ，評価基準値を下回っていることから，20年以上の余裕を有しており，塩分浸透の進展が僅かであると判断できる。さらに，通常運転時から目視点検などの保全活動を継続しており，塩分浸透によるひび割れ等がないことを確認している。

文献名：―（各プラント PLM 評価書（運転期間延長認可申請含む））

153©Atomic Energy Association 2022

154

©Atomic Energy Association 2022

取水構造物（気中帯）

取水構造物（気中帯）

取水構造物（気中帯）

取水構造物（干満帯）

取水構造物（干満帯）

島根 2 号

川内 1 号

川内 2 号

東海第二

敦賀 2 号*

27 年

－

26 年

27 年

27 年

24 年

27 年

27 年

－

－

－

28 年

25 年

24 年

27 年

26 年

27 年

後経過年数

調査時の運転開始

9.5

－

1.9

1.8

12.4

6.1

1.5

1.5

－

－

－

5.5

7.4

7.1

5.4

6.8

1.8

推定値*3

－

36 年

－

－

－

－

－

－

39 年

40 年

38 年

－

－

－

－

－

－

後経過年数

調査時の運転開始

運転開始後

21.5

18.1

4.5

3.9

28.0

14.9

3.4

3.4

21.1

14.6

10.4

13.6

17.9

20.4

11.6

15.4

4.1

推定値*3

鉄筋の腐食減量

60 年時点の

29.6

25.0

6.0

5.3

37.5

19.7

4.5

4.5

32.4

23.3

17.7

19.3

26.3

31.3

15.1

20.4

5.5

推定値*3

鉄筋の腐食減量

80 年想定の

92.7

67.7

84.6

84.5

59.9

90.1

86.5

86.5

90.1

90.1

90.1

79.6

91.5

91.5

91.5

91.5

91.5

評価基準値*4（単位：×10-4g/cm2）

記載されている。

筋腐食により有意なひび割れが発生しているか又は発生する可能性が認められる場合は，耐力評価を行い，その結果，当該部位を構成する部材又は構造体の耐力が設計荷重を上回ることを確認すること。
」と*4 コンクリートにひび割れが発生する時点での鉄筋の腐食減量。ただし，原子力規制委員会「実用発電用原子炉の運転の期間の延長の審査基準」における要求事項としては，「評価対象部位に塩分浸透による鉄*3 鉄筋位置での塩化物イオン濃度を森永式に適用し算定した各時点で鉄筋の腐食減量*2 高経年化技術評価報告書に記載されている評価対象部位

－

10.3

－

－

－

－

－

－

10.7

7.2

3.9

－

11.3

11.8

－

－

－

推定値*3

鉄筋の腐食減量（運転開始後約 40 年時点）における鉄筋の腐食減量

運転期間延長認可申請の劣化状況評価

高経年化技術評価（運転開始後約 30 年時点）における各プラントにおける鉄筋の腐食減量と評価基準値の関係*1 高経年化技術評価実施プラント（廃炉プラント，高経年化技術評価未実施プラント除く）。＊は冷温停止維持前提

海水ポンプ室（干満帯）

取水構造物（海中帯）

高浜 1 号

大飯 3 号取水構造物（海中帯）

美浜 3 号取水構造物（気中帯）

原子炉機器冷却海水ポンプ室（干満帯内壁）

浜岡 3 号*

高浜 4 号取水構造物（干満帯）

柏崎刈羽 5 号*

取水構造物（気中帯）

取水構造物（干満帯）

柏崎刈羽 2 号*

高浜 3 号取水構造物（干満帯）

柏崎刈羽 1 号*

取水構造物（気中帯）

取水構造物（干満帯）

泊 2 号*

高浜 2 号取水構造物（気中帯）

評価対象部位*2

泊 1 号*

プラント

*1

表1

文献番号：

記載箇所：

コンクリート構造物

添付資料 2（コンクリート構造物）

アルカリ骨材反応による強よるコンクリートの強度低下

アルカリ骨材反応に度低下-1）
説明：
・アルカリ骨材反応は，コンクリート中の反応性シリカを含む骨材と，セメント等に含まれるアルカリ（ナトリウムイオンやカリウムイオン）が，水の存在下で反応してアルカ
リ珪酸塩を生成し，この膨張作用によりコンクリートにひび割れが生じる現象である。
・PLM評価においては，定期的に目視点検を実施し，アルカリ骨材反応に起因すると判断されるひび割れ等が無いことを確認している。また，建設時において，使用している骨材（粗骨材，細骨材）について，反応性試験（化学法やモルタルバー法）を実施し，判定基準値以下であることを確認している。

文献名：―（各プラント PLM 評価書（運転期間延長認可申請含む））＜PLM 評価書記載例＞
当該部に使用している骨材については，建設時にモルタルバー法による反応性試験を実施し，反応性骨材ではないことを確認している。モルタルバー法による反応性試験の結果は，膨張率が材令 6 ヶ月で 0.1%以下の判定基準に対して下回る値であった。

155©Atomic Energy Association 2022

文献番号：

記載箇所：

コンクリート構造物

添付資料 2（コンクリート構造物）

機械振動による強度低下-1

クリートの強度低下

機械振動によるコン

説明：・機械振動により，コンクリート構造物が長期間にわたって繰返し荷重を受けると，ひび
割れや異常振動等が発生する可能性がある。
・PLM評価においては，定期的に目視点検を実施し，コンクリート表面において，強度に支障をきたす可能性のある欠陥がないことを確認している。
文献名：東海第二発電所劣化状況評価書（平成 29 年 11 月（平成 30 年 10 月一部変更））

156©Atomic Energy Association 2022

文献番号：

記載箇所：

コンクリート構造物

添付資料 2（コンクリート構造物）

凍結融解による強度低下-1

クリートの強度低下

凍結融解によるコン

説明：・コンクリート中の水分が凍結し，それが気温の上昇や日射を受けること等により融解するという作用を繰返すことでコンクリートにひび割れ等が生じる現象である
・PLM評価においては，立地地点が凍結融解作用のおそれのないこと，もしくは，立地
地点が凍結融解のおそれのあると判断される場合には，設計・施工段階において凍結融解作用に対する抵抗性を確保するために有効な空気量を満足することを確認している。
文献名：泊発電所 2 号炉高経年化技術評価書（2020 年 3 月（2020 年 12 月一部変更））
一般社団法人 日本建築学会 建築工事標準仕様書・同解説 JASS 5 鉄筋コンクリート
工事（2018 年）に示される凍害危険度の分布図によると，周辺地域の凍害の予想程度は「軽微」である。また，使用しているコンクリートについては，凍結融解作用に対する抵抗性を確保するために有効な空気量を満足している。
なお，定期的に目視点検を実施しているが，凍結融解に起因すると判断されるひび割れ等は認められていない。
以上から，凍結融解による強度低下は，高経年化対策上着目すべき経年劣化事象ではな
いと判断した。

157©Atomic Energy Association 2022

発行者：原子力エネルギー協議会
問合せ先 contact@atena-j.jp©Atomic Energy Association 2022