平成25年度実績概要

圧力容器／格納容器の健全性評価技術の開発
平成26年5月29日
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

1

１．研究目的● シビアアクシデント後の福島第一原子力発電所（1F）原子炉圧力容器（RPV）／格納容器（PCV）、RPVペデスタル及び原子炉注水配管について、腐食速度等に関する定量的データを取得し、長期間の腐食減肉を考慮した耐震強度評価を実施する。
● 長期構造健全性確保のための腐食抑制策の検討と効果確認、実機適用性の評価を行い、燃料取り出しまでの機器健全性維持に資する。

＊＊：RPV関連設備：PCV関連設備＊当該材質はステンレス鋼であり、すでにSCCによるひびが発生している可能性があるため、補修もしくは冠水バウンダリから除外される工法を検討中であり、評価対象外とする。

太線範囲：原子炉注水配管健全性評価（余寿命評価）対象部位（例）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

2２．本研究の全体工程
第１期
事項／年度

H23（2011）

第２期

H24（2012）

H26(2014)

H25（2013）

H27(2015)

H28(2016)（前）
原子炉格納容器水張りに向けた調査・補修（止水）技術の開発
原子炉格納容器内部調査技術の開発

他関連PJ

原子炉圧力容器内部調査技術の開発
事故進展解析技術の高度化による炉内状況の把握

原子炉格納容器下部補修（止水）方法の確定▼

1. 実事故履歴分析に基づく試験条件 の検討
基礎試験

2. 原子炉容器の構造材料腐食試験

他PJと調整入力：内部調査や解析結果等（温度、水質データ、燃料デブリ落下位置・範囲等）
出力：裕度の低い機器のリストアップ／リスト更新（内部調査、補修工法等の検討依頼）

実機条件を考慮した構造材料腐食試験
冷却水の流動や異種金属接触による腐食加速影響評価

3. 原子炉注水配管等の腐食評
価
試評価

4. 腐食抑制策の開発

腐食抑制策詳細評価

5. 圧力容器ペデスタル鉄筋コンクリート劣化評価

コンクリート侵食状況の検討（基礎データ整備）

6. 圧力容器ペデスタルに対する高温デブリ落下影響評価

試評価

7. 原子炉容器、圧力容器ペデスタルの耐震強度評価▼腐食抑制策の確立

詳細評価

試評価

デブリによる浸食の影響評価▼
裕度の低い機器のリストアップ／リスト
冠水までのプラント状態を考慮した健全性・寿命延長効果再評価 更新▼システムの検討

8. 腐食抑制システムの開発および実機適用性評価

実機適用性評価©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

実機工事へ反映▼

3

３．本研究の全体計画
建屋動解＊（建屋損壊状態模擬）＊ 東京電力殿よりインプット条件提示

建屋-機器連成動解モデルの作成
・水位・基準地震動Ss
・機器損壊状態
・腐食の影響(a) PCV冠水状態（例）（平成24年度評価実施）

評価条件

荷重条件の整理
機器毎の強度評価
震災から燃料取出しまでの腐食減肉量を考慮して、一次応力を評価。許容値はJSME設計・建設規格等の供用状態Ｄｓ（温度50℃）。

裕度の低い機器のリストアップ／リスト更新

・許容値
・腐食減肉量（試験データ）・高温強度劣化（試験データ）

建屋損壊状態、現状水位など、機器余寿命評価の精度向上につながる条件
設定において、調査すべき項目と、調査実施により期待される成果を整理（PCV内部調査他プロジェクトとの連携、または新たなプロジェクトの立上げが必要）：平成25年度評価対象(b) 現状想定されるプラント状態（例）(c) PCV冠水までに想定されるプラント状態（例）＊＊＊

裕 度 の 低い機器が万が一損壊した場合に想定されるシナリオ検討とリスク評価
止水（グラウト補修）

腐食抑制策の適用（本プロジェクトで抽出した防錆剤等）

効果なし

他プロジェクトへの情報イ
ンプット（内部調査、補修工法等の検討を依頼＊＊）＊＊機器設計や構造の専門家を中心とした検討が不可欠であり、 現状の研究開発体制の見直しが必要：平成24年度実施：平成24-27年度実施

余寿命評価の概略フロー（例）＊＊＊他プロジェクト「原子炉建屋漏えい箇所止水・格納容器下部補修技術の開発」からのインプット情報

現状及びPCV冠水までに想定されるプラント状態から推定されるPCV内水位（例）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4４．平成２５年度実施項目● 実機条件を考慮した際の残存課題に対する腐食試験（妥当性・保守性の確認）－ 防食塗装の劣化による腐食への影響評価－ 気液界面の腐食への影響評価－ 長浸漬時間の腐食への影響評価：詳細報告－ 溶存酸素濃度の腐食への影響評価－ 原子炉注水配管等の流動下での腐食評価● 腐食抑制策の開発－ 防錆剤として亜硝酸ナトリウム又はタングステン酸ナトリウムを添加した腐食試験● RPVペデスタルに対する高温デブリ落下影響評価－ コアコンクリート反応（MCCI）に係る文献調査● 原子炉容器、RPVペデスタルの耐震強度評価－ 実機の状況をより詳細に考慮した耐震評価－ 今後想定されるプラント状態における耐震裕度の低い機器の特定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

5５．腐食抑制策の開発－亜硝酸ナトリウム添加試験結果－●腐食抑制策確証試験（亜硝酸ナトリウム添加試験）
目的
原子炉容器構造材料等（PCV材炭素鋼SGV480）に対する腐食抑制効果を確認するため、実機プラントにおいて軸受冷却水系に使用実績のある亜硝酸ナトリウムを用いて腐食抑制策確証試験を実施し、定量的データを取得する。また、得られたデータから実機への適用において適切と考えられる添加濃度について検討する。
亜硝酸ナトリウム添加試験マトリクス（50℃、200倍希釈海水、大気飽和）
試験時間

亜硝酸ナトリウ
ム濃度（ppm）

気液環境

50ｈ

100ｈ

500ｈ

2000ｈ

濃度①（200）

液相

●

●

●（１）

－濃度②（400）

液相

●

●

●（２）

●

濃度③（2000）

液相

●

●

●

－濃度②（400）

気液界面

●

●

●（３）

－φ3

防錆剤なし（液相）

コンデンサ(1)200ppm添加（液相）

気相

4

刻印

液相

40

セパラブル
フラスコ
アクリル板

流量計

温度調節機
102

単位：mm

試験片形状

腐食試験状況

(2)400ppm添加（液相）(3)400ppm添加（気液界面）試験後試験片の外観観察結果（一例）

・亜硝酸ナトリウムを400ppm以上添加した場合、 液相部の腐食は防止された。
ウォーター ・試験片の下半分を液相に浸漬した条件(気液界面)では、液相バス部の腐食は防止されたが、気相部に腐食が認められた。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

6６．耐震強度評価
６．１ 評価方針

地震応答解析

デブリ取出し工法を検討する上で優先順位の高い想定プラント状態(各プラント３ケース)について，地震応答解析による荷重から各機器の強度評価を実施。
プラント／ケース

H25‐1

H25‐2

1F‐1

1F‐2

1F‐3

○現状想定
・建屋損傷
・D/W水位：約2.9m
・S/C内：満水・ベント管内：満水
・真空破壊管内：満水・トーラス室水位：OP3680○現状想定
・建屋健全・D/W水位：約0.6m
・S/C内：OP3100
・ベント管内：底部流水・トーラス室水位：OP3200○現状想定（事故後約3年）
・建屋損傷
・D/W水位：約6.5m
・S/C内：満水・ベント管内：満水
・トーラス室水位：OP3200○トーラス室水位制御
・建屋損傷
・オペフロ階付加設備：約5100t
・D/W水位：約2.9m
・S/C内：満水・ベント管内：満水
・真空破壊管内：満水・トーラス室水位：OP-300○PCV部分冠水
・オペフロ階付加設備：約5500t
・小部屋埋設・D/W水位：約5m
・S/C内：
コンクリートOP1900
・ベント管内：補修考慮
・トーラス室水位：OP-300○PCV部分冠水
・オペフロ階付加設備：約3900t
・小部屋埋設・D/W水位：約6.5m
・S/C内：
コンクリートOP1900
・ベント管内：補修考慮
・トーラス室水位：OP-300

建屋-機器連成解析モデル化（例）
原子炉建屋O.P.(m)154.350249.200344.050

438.900

531.000

627.950

7H25‐3○S/C補強・建屋損傷・オペフロ階付加設備：約5100t
・D/W水位：約0.3m
・S/C内：
コンクリートOP3570
・ベント管内：空気・真空破壊管内：空気・トーラス室水位：OP-300,
コンクリートOP-485○PCV冠水・オペフロ階付加設備：約3900t
・小部屋埋設・D/W水位：約35m
・S/C内：
コンクリートOP1900
・ベント管内：補修考慮
・トーラス室水位：OP-300○PCV冠水・オペフロ階付加設備：約5500t
・小部屋埋設・D/W水位：約35m
・S/C内：
コンクリートOP1900
・ベント管内：補修考慮
・トーラス室水位：OP-3008

原子炉格納容器
O.P.(m)96.18031.8801530.110

原子炉圧力容器
O.P.(m)37

原子炉格納容器
スタビライザ

ベント管
541724.070

1821.480

192019.730
18.470212216.85015.23023

13.49024
25

11.62011.180

26
27
28
29

9.760
8.160
7.350
6.480

30

6.180

38

原子炉遮へい壁O.P.(m)32

18.7001034.13014

1625.900

所員用
エアロック
10.200 53

13

33
34

31

原子炉圧力容器
スタビライザ26.13021.03035

18.13016.14036

14.96033.14031.81039

30.237404228.73841
26.16543

22.58344

19.892

45
46
47
48

18.35017.56016.13449

13.100

50
51

9.760
8.400

52

6.180

原子炉本体基礎11-1.230

12-4.000©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7６．２ RPV構造健全性評価結果（例）

他の評価部位(RPVスタビライザ、取付ボルト、リングガータ及びアンカーボルト)の結果も同様な傾向● ＲＰＶ構造物 プラント状態を踏まえた強度評価
支持スカート（一次応力）ケース
25-125-225-3

1号機
応力強さ
許容値
585936059（MPa）
2号機
応力強さ
許容値
3940360
71

3号機
応力強さ
許容値
3839360
61

支持スカート（圧縮）
1号機
ケース
25-1
25-225-3

座屈評価値※

2号機
許容値

座屈評価値※

10.113
0.118
0.213

0.188
0.192
0.191

3号機
許容値

座屈評価値※

許容値

10.112
0.115
0.182

1

※；座屈不等式左辺 = αB(P/A)/fc +αB(M/Z)/fb （出展：JEAC4601-2008）

下部鏡板（一次応力）ケース
25-125-225-3

1号機
応力強さ
許容値
195227540227（MPa）
2号機
応力強さ許容値
105110540104

3号機
応力強さ
許容値
130133540124※；本表の応力強さは工認記載の応力強さを基にプラント状態を考慮して係数倍した値を示す。

全ての評価対象部位において、発生応力が許容値を下回った。
図．評価対象部位©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

8６．３ PCV構造健全性評価結果（例）
1号機 ドライウェル推定減肉量（片面） (mm)
10年
15年
事故後

評価結果（1号機）

推定減肉量

評価設備： 図１参照

2.15

2.44

1号機 サプレッションチェンバ
推定減肉量（片面） (mm)
10年
15年
事故後

評価条件： •耐震条件：Ss波•評価温度：50℃•供用状態：Ds•腐食減肉量 ：右記表参照

推定減肉量＜評価ケースについて＞
ケース25-1：腐食10年後相当
ケース25-2：腐食15年後相当
ケース25-3：腐食15年後相当

1.09①-1 D/Wシェル（評価部位：サンドクッション部）
一次応力評価結果（腐食量両面考慮）

1.36⑧PCVスタビライザ

評価結果：

評価

応力強さ

許容値

ケース(MPa)

(MPa)

25-1

12442325-21404233.0225-3128423

3.30

裕度
3.41

⑦原子炉遮へい壁①D/Wシェル

② ベント管（評価部位：ベント管とD/W胴の接合部）⑥RPVペデスタル

一次応力評価結果④PCVペネ⑨ コラムサポート（評価部位：外側コラムサポート）

評価

応力強さ

許容値

ケース(MPa)

(MPa)

25-1

117

423

3.61

評価

組合せ応力 (圧縮+曲げ)

25-2

142

423

2.97

ケースσc／fc + cσb／fb

25-3

144423

2.93

25-1
25-2
25-3

②ベント管

裕度

一次応力評価結果①S/Cシェル

⑨コラムサポート

図１ 評価設備（例：ケース25-1）

許容値

裕度

1.083

10.920.946

11.052.35410.42

注：コラムサポートの許容値（fc及びfb）は常温でF値をSu値とし評価（圧縮に対してはF値を1.2Sy値とした）

PCVバウンダリ機能としての評価部位においては発生応力が許容値を下回ったが、サプレッションチェンバ支持構造物については許容値を上回る結果となった。
これらについては、詳細評価や補強（トーラス室内をセメント系材料等で埋設するなど）対策の検討を進め、©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
今後の方針を判断していく。

9原子炉遮へい壁については、開口集中部で裕度が小さい結果となったが、Su値に対しては満足する結果となった。なお、有限要素解析等を実施して評価精度を上げることも検討要。

６．３ PCV構造健全性評価結果（例）
評価結果（2号機）

３号機の結果も同様な傾向

2号機 ドライウェル推定減肉量（片面）10年
事故後

評価設備：図1参照•耐震条件：Ss波
評価条件：•評価温度：50℃•供用状態：Ds•腐食減肉量：右記表参照

推定減肉量

1.35

推定減肉量

評価結果：

1.64

1.231.50

評価

発生応力

許容値

ケース(MPa)(MPa)

25-1219

235

25-2

251*

25-3

354*

裕度
1.07

235

0.93(394)(1.56)

235

0.66(394)(1.11)
注*：ケース25-2及びケース25-3で許容状態
Dsの許容値を上回るが、許容値に()内のSu値を用いた場合、許容値を下回る。

⑤PCVスタビライザ①-1 D/Wシェル（評価部位：サンドクッション部）①-2 S/Cシェル（評価部位：補強リング部）

一次応力評価結果

一次応力評価結果

評価

発生応力

許容値

ケース(MPa)

(MPa)

25-1

75

424

5.65

25-291

424

4.65

25-3

191

424

2.21

①D/Wシェル

裕度④原子炉遮へい壁③PCVペネ②ベント管①S/Cシェル

⑦ 耐震サポート（評価部位：ラグプレート D部溶接部）

評価

発生応力許容値

ケース(MPa)

(MPa)

25-1

227424

1.86

25-2

269424

1.57

25-3

270

424

1.57

裕度

⑥ コラムサポート（評価部位：クレビス）

一次応力評価結果ち一次応力評価結果

評価

発生応力

許容値

ケース(MPa)

(MPa)

25-1

235

258

1.09

25-2

461*

258

0.55(400)(0.86)

465*

一次応力評価結果

2号機 サプレッションチェンバ推定減肉量（片面） (mm)
10年
15年
事故後

＜評価ケースについて＞
ケース25-1：腐食10年後相当
ケース25-2：腐食15年後相当
ケース25-3：腐食15年後相当

25-3④ 原子炉遮へい壁（評価部位：開口集中部）

(mm)
15年

裕度

258

0.55(400)(0.86)⑦耐震サポート⑥コラムサポート

図1 評価設備（ケース25-1）
注*：ケース25-2及びケース25-3では許容値に()内のSu値を用いた場合においても許容値を上回る。

評価

発生応力

許容値

ケース(MPa)

(MPa)

25-1

313

467

25-2

577*

25-3579*

裕度
1.49

4670.80(490)(0.84)

4670.80(490)(0.84)

PCVバウンダリ機能としての評価部位においては発生応力が許容値を下回ったが、©International
Research Institute for Nuclear Decommissioning
注*：ケース25-2及びケース25-3では許容値にサプレッションチェンバ支持構造物については許容値を上回る結果となった。
()内のSu値を用いた場合においても許容値を
これらについては、詳細評価や補強（トーラス室内をセメント系材料等で埋設するなど）対策の検上回る。
討を進め、今後の方針を判断していく。

10

６．４ ＲＰＶペデスタル健全性評価結果（例）
評価結果（1号機）

1号機は、2,3号機に比べ、事故直後、より高温域に晒されたため、コンクリート劣化や鉄筋腐食量が大きく、厳しい評価結果となるため、1号機を例として表示。(2,3号機も評価基準を下回ることを確認済)

・全ての評価項目において、発生応力・ひずみが評価基準値を下回った。
・ただし、現状では落下した溶融燃料デブリによる侵食等の影響が考慮できておらず、今後、侵食影響をどのように想定するかも含め、検討が必要。
最大引張ひずみ：85μ評価結果（ケースH25-2）
最大引張ひずみ：256μ

タテ筋ひずみ分布

評価項目

発生応力・ひずみ

評価基準*1

コンクリートひずみ

289×10‐63000×10‐6

鉄筋
ひずみ

256×10‐6

5000×10‐6

面外せん断力354N/mm

1823N/mm

ヨコ筋ひずみ分布

最大圧縮ひずみ：289μ*1：評価基準は、「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 JSME S NC1-2003」に基づき算定

コンクリート主ひずみ分布

面外せん断応力分布

最大面外せん断応力：0.30N/mm2©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

11７．まとめ・考察（1/2）●実機条件を考慮した際の残存課題に対する腐食試験
平成24年度に検討した腐食減肉量予測手法における不確定要因（塗膜劣化、気液界面、長期間腐食挙動等）について追加検討を行い，当該手法が概ね妥当であることを確認した。
● 腐食抑制策の開発
防錆剤として、亜硝酸ナトリウム又はタングステン酸ナトリウムを添加した腐食試験を実施した結果、塩化物イオン濃度と等モル以上の添加で腐食を抑制できることを確認した。（特に1.5～2倍モル以上の防錆剤の添加でより効果的な腐食抑制効果を確認）● RPVペデスタルに対する高温デブリ落下影響評価
コアコンクリート反応（MCCI）に係る文献調査等を行い、コンクリート侵食状況の推定に資する基礎データを整備した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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７．まとめ・考察（2/2）● 原子炉容器、RPVペデスタルの耐震強度評価
現状及びPCV冠水までに想定されるプラント状態において、地震応答解析結果から得られる荷重に対して一次応力を評価した。
・ RPV及びRPVペデスタルでは、発生応力が許容値を下回ることを確認した。
→RPVペデスタルでは、現状、落下した溶融燃料デブリによる侵食等の影響が考慮できておらず、今後、侵食影響をどのように想定するかも含め、検討が必要。

・ PCVバウンダリ機能としての評価部位においては、発生応力が許容値を下回ったが、サプレッションチェンバ支持構造物については許容値を上回る結果となった。
→ これらについては、詳細評価や補強（トーラス室内をセメント系材料等で埋設するなど）対策の検討を進め、今後の方針を判断していく。
・ 原子炉遮へい壁については、開口集中部で裕度が小さい結果となったが、許容値に対しては満足する結果となった。
→ 有限要素解析を実施して評価精度を上げる等の検討も必要。
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８．国内外叡智、人材育成の具体的取り組み● 腐食評価を中心とした本プロジェクトの前年度成果を腐食防食学会「第60回材料と環境討論会」にて発表し、腐食専門家からレビューいただき、ご意見、コメント等をいただいた。本討論会では、20代の若手技術者に発表を経験させ、技術レベル向上と技術伝達を図った。（平成25年9月：コラッセ福島）● 文部科学省、ＩＲＩＤ共催「東京電力福島第一原子力発電所の廃炉に向けた研究開発計画と基盤研究に関するワークショップ第７回（北陸地域）」にて、本プロジェクトの研究開発状況と基礎基盤研究課題ニーズを紹介し、学術関係者からのご意見、コメント等をいただいた。若手研究者をはじめ、学生にも参加いただ
き、関心をもってもらう啓発活動を実施した。（平成25年12月：福井大学）●腐食評価を中心とした本プロジェクトの前年度成果を原子力学会英文論文誌（Journal of Nuclear Science and Technology – Special Issue -）に投稿し、海外への情報発信を図った。（本年7-8号掲載予定）● 使用済み燃料・ＰＣＶ／ＲＰＶの健全性評価に関する専門部会（第1回、第3回）
にて、本プロジェクトの計画及び成果について、専門家（東北大・渡邊先生、明石先生、東工大・瀧口先生、名古屋大・山本先生）からご意見、コメント等をいただいた。（平成26年1月、5月：ＩＲＩＤ）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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