INSS JOURNAL Vol . 25 2018 C-4

214

長期運転に関する知識伝承について
Knowledge Transfer for Long Term Operation
田中秀夫（Hideo Tanaka）＊1

要約
本論文は，原子力発電所の運転に 30 年以上携わってきた著者の経験に基づき，原子力発
電所の長期運転を実現するために何が大切なのかをまとめたものである．それは，建設，運転，廃止措置の全過程をカバーする知識基盤を構築することであり，その構築には３つの重要な因子が同定できる．すなわち，ステークホルダー間の知識の部分的な重なり，職人の持つ技術の伝承，
グローバルな協同作業である．
キーワード

知識管理，国際協業，原子力発電所，長期運転

Abstract
This paper describes what is important to realize long-term operation of nuclear
power plants based on the experience of author who have been involved in the operation of
nuclear power plants for more than 30 years. It is to develop a knowledge base covering theentire process of construction, operation and decommissioning, and three important factors are
identiﬁed in this development: the duplication of knowledge among stakeholders, the transfer ofskill of craftsmen and global cooperative work.
Keywords

knowledge, cooperate, nuclear power plant, long-term-operation

1. 緒言

いる．これら神社仏閣を支えているのは超一流の匠の技を持つ宮大工たちである．原子力発電所においこれまで世界の原子力発電所は 40 年を超える運て今後も運転を継続するためには，技術者がその持転経験を有する．長期運転に伴いプラント各部の経つ技術を伝承しなければ，同じ失敗が繰り返される

年劣化が懸念されるが，日本では想定できる部位だけでなく，最悪の場合は福島第一原子力発電所事と劣化事象の組み合わせを日本原子力学会が経年故（以下，1FNPS 事故）のような未曾有の災害が劣化まとめ表として集約し，国内外の最新知見を生じる可能性がある．我々はそのことを心に刻み，反映する仕組みを構築して，国際原子力機関 IAEA

原子力発電に従事することが求められている．本の国際経年劣化管理教訓集（IGALL：International

解説は，そのような観点から過去の経験をまとめ，General Ageing Lessons Learned）等を反映した次の世代に伝えることも目的としている．

経年劣化まとめ表の改訂版を発行した．この改善活動は，国際的協業で進めることが効率的であり合理的であるとともに，世界の原子力発電所の安全性向上に寄与するものと認識されている．
原子力発電所の技術伝承に関し，日本の文化で分

2. 電気事業者における技術伝承
2.1. 原子力発電所の現状

かりやすい事例として，
神社仏閣の建築技術がある．

建設がほぼなくなっている現状では，知識を整理

三重県にある伊勢神宮は 20 年毎に建て替えを行う，することは厳しい．しかし，過去の経験と 1FNPS

式年遷宮という行事として建築技術が継承されてい事故後の新規制基準での審査対応経験から，我々がる．また，奈良県にある法隆寺の五重塔は約 1400

何を学び，何をすべきかを筆者なりに記述したい．

年前に建立され，修理を繰り返しながら保存されて関西電力は，美浜１号機の燃料損傷等での稼働＊ 1 （株）原子力安全システム研究所

技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 25 2018 C-4

215

率低迷が続き，大飯１号機での RTD（Resistance

置を把握することは可能であったが，生データがそ

Temperature Detector）プラグ適用材料の品質管の観点で分析されることは無かった．それ故，デン

理 不 具 合 を 契 機 に TQC（Total Quality Control）

ティングにより伝熱管が固定され，フレッティングを導入し，品質管理の改善に全社を挙げて実施した．

疲労が発生するとしても，支持幅から想定した疲労

それでも，美浜２号機の蒸気発生器伝熱管が破損し寿命は十分に残されているとしていた．しかし，支た．蒸気発生器の伝熱管（以下，SG 伝熱管と略す）

持幅が想定よりも長くなり，作用する応力が大きくは，応力腐食割れ，デンティング，粒界腐食などのなり，短時間で破損まで至ることになった．

劣化損傷モードが多数存在する機器であり，毎年全

この中での継承すべき経験・知識は大きく二つで数の非破壊検査・渦電流探傷検査（Eddy Current

あり，建設段階の機器製造過程での確認と運転段階

Testing，ECT）や原因究明のための研究が継続さでのモニタ分析である．人間が想定できない現象がれていた．核燃料の熱は一次冷却材を媒介して，二あり得るという認識に立てば，検査・モニタリング

次系に伝達される．蒸気発生器はその熱交換の機能は丁寧に実施されるべきである．さらに，この美浜を有する．この蒸気発生器の伝熱管に微小なき裂が２号機の事故では，もう一つ大切な継承すべき知識

発生し貫通すれば，その兆候を示す放射線モニタ値がある．定期検査時に機器を隔離するための弁操作の変化で，事業者は自らの判断により原子炉の運転が不適切であったため，開いているはずの弁が開いを停止させた上で，伝熱管の補修を行うのが日本のていなかったことから，社内で規定された手順書にルールであった．米国では SG 伝熱管から 1gpm 相

沿っただけでは，原子炉が適切に減圧されない状況

当の漏洩がない限り，運転を停止することは無いもに陥った．その際に取った現場の対応が継承すべきのの，日本では運転を停止する運用をしていた．こ

知識である．伝熱管が破損した蒸気発生器を隔離のような運用をしていた中，1991 年発生した美浜

し，原子炉の冷却をするため圧力を下げる，新たな発電所２号機の事故は誰も予想できるものではな

手順書が急遽作成されて炉の冷却を成功させた．手かった．事実，事故前までの毎年の伝熱管の非破壊

順書を急遽作成するためには，プラント設計を熟知

検査では損傷の兆候が全く無く，稼働率も関西電力した人材と運転操作を熟知した人材が不可欠であっの中では良好なプラントに分類されていた．そのたと言われている．運転員を訓練する原子力発電訓

事故では日本で初めて，緊急冷却装置である ECCS

練センター（NTC）では想定外のトラブルを幾つ（Emergency Core Cooling System）が実作動した．

もインストラクターがプラントシミュレータに入力

この事故の SG 伝熱管の損傷原因は建設時の不備でする．実際にはほとんど発生しないであろう事態をあり，約 3000 本ある伝熱管を適切な間隔で支持す

敢えて作り出し，その状況下であっても炉を安定にるために挿入されている振れ止め金具（20mm 角の停止していくことを，
常に運転員は訓練されていた．

長さ 20m の棒）が適切に挿入されずに固定されてこのことが手順書作成の成功に繋がっていると筆者いた（図１参照）ことによる．伝熱管と支持板とのは考える．この訓練が今も継続されていることは大隙間にスラッジが堆積し，デンティングの原因と変重要である．

なっていることが，ECT や内視鏡よる観察で明らかになっていた．ECT の技術で振れ止め金具の位

2.2. 原子力発電所の現場における技術伝承
新規のプラントが建設されていない現代にとって，プラント設計を熟知した人材はほとんどいなくなったことは，原子力発電を利用し続ける上では大きな課題である．この課題は 1FNPS 事故前までの危惧である．しかし，事故後の新規制基準は全てのハザードや現象についてゼロから見直しをされた．
新規制基準への適合性を確認することは，既設プラントのシステム設計を再度検証したこととなる．そ

図１

美浜２号機

蒸気発生器模型れに携わった関係者はそれぞれのポジションに合っ216

INSS JOURNAL Vol . 25 2018 C-4た人材育成がなされたと見ることができる．担当者

弁体がフレキシブルでなくソリッドタイプの場合，は，担当するシステム・機器を熟知し，申請書類を吹き出し圧力設定は０～２％の幅ではなく，０～

作成して審査に対応し，質疑応答をすることで育成－１％の幅で調整されている．また，吹き出し圧力された．また，それを統括する責任者は他システム・の設定を調整するために窒素ガスが使用され，窒素機器への影響等を意識しつつ，数々の審査に対応しガスボンベからフィルタを通して利用されている．

たことから，システム設計に関する知識を備えたと

これは，小さな異物が合わせ面に付着し，設定圧力考えられる．それだけに，新プラントの設計・建設を低下させないためである．これらのノウハウは，がない今，再稼動審査が厳しく時間がかかったこと

過去の経験と実験の成果を基に実施されている．こは知識の伝承に繋がったと考えても良いのではないのような知識が現場では残されており，この知識をだろうか．

基盤として長く引き継がれる事を期待している．当もう一つ重要な技術として，機器の分解点検・手該弁ではないが類似の安全弁の事例として，大飯発入れに関する技術がある．一つの発電所で何千・何電所３号機において，蓄圧タンクの安全弁が設定圧万という機器・部品に対して，使用による経年劣化

力よりも低く噴出した事例がある．これも原因究明だけでなく，保守作業による機能劣化（分解手入れされた結果，あわせ面の仕上げが十分でなかったこ

により部品を傷める場合があること）にも気を配るとが分かり，拡大鏡を用いて確認することが水平展

ことが大切である．その際の技術として欠かせない

開されている．これは以前であれば，現場技術者の検査・モニタリング技術は，事後保全から予防保全

匠の技の一つであり，肉眼で仕上げ具合を見極めてに世界がシフトする中，ますます注目を浴びていいた．技術の伝承は必ずしも同じ手法である必要はる．ここで機器の分解・手入れに関する技術も継承なく，その時代に合った新しい技術と融合して継承が欠かせないということに触れておく．原子力発電されれば問題ないものと筆者は考える．

所は常に安全側に事象が推移するように設計されている．その中でも安全弁という機器は系統の圧力が最大許容圧力を超えないように，圧力を抜く役割を

2.3. 国際協力の重要性持っている．加圧水型原子力プラント（PWR）では，

国 際 原 子 力 機 構 IAEA の IGALL（International

圧力逃がし弁と安全弁がある．系統圧力を計測し，General Ageing Lessons Learned）で抽出された

その値に従って圧力を逃がすように，圧力逃がし弁

経年劣化事象の機構解明は未だ継続されている．そは駆動装置を作動させて弁を開ける．その弁座・弁れらの事象の発生を想定した保全活動が展開されて体のあわせ面の仕上げは，系統圧力が設定値を超え

おり，発電所の運営に支障が出ることはない．しかた場合に，系統圧力の力が駆動力となって弁を開けし，劣化機構解明は現場の保全活動の合理化に寄与る安全弁とは異なる．圧力逃がし弁は系統圧力に打できるだけでなく，新しく建設するプラント設計にち勝つだけの駆動力を発生させて開けるため，合わも展開が期待される．

せ面での精度はある程度の精度が満たされれば，再例えば，PWR プラント特有の１次冷却水中応力

度閉めた場合のリークを防ぐことができる．安全弁

腐食割れ（PWSCC）と言う現象は，X750 合金ではは系統圧力が急激に上昇した場合では開口面積が大日本の製造方法のみ再発をしていない．また，蒸きく，すり合わせ面の精度が低くても期待される開気発生器伝熱管に使用されている 800 合金と 690 合

放・閉止機能には問題ない．しかし，系統圧力の上金では PWSCC は未だ発現していない．しかし，近昇が緩やかな場合では，弁体を押し上げる系統圧力

年の研究では，690 合金で強加工された場合ではきによる力と押し下げるバネ力との力が拮抗すること

裂進展が認められている．この機構解明は道半ばでになり，チャタリングという現象が生じる．その際はあるが，き裂が発生する場所が表面ではなく，表に，お互いのあわせ面が叩かれ，面荒れを引き起こ

面近傍であるというデータが多数報告されている．

し，規定の吹き止まり圧力以下になっても完全には

PWR プラントではなく，CANDU プラントで発生閉止されないケースも出てくる．それだけに，あわした炭素鋼製配管の内外面でき裂が観察された事をせ面の仕上げには細心の注意が必要である．発電所

きっかけに INSS が研究を進めた結果，表面から数の現場では人の手による作業であり，その技能を継100μm の深さでキャビティが発生し，き裂に発達承することも大切である．日本の PWR においては，したと考えられるデータが取得された．この劣化機

INSS JOURNAL Vol . 25 2018 C-4217

構がき裂開口幅の狭い 690 合金の PWSCC と共通し値を見出せていなかったことにある．この行為そのているのではないと考え，研究を進めて同様のデー

ものは業務マニュアルを遵守した行為としては正し

タが採取された．これについて米国国立研究所で追い．BWR は飽和系であるため，原子炉容器に加圧試され，同様のデータが採取されたと報告されて下の熱衝撃は起こりにくい．しかも，原子炉容器の（1）いる ．この最新知見は，材料や環境が異なるとい照射による劣化は PWR と比較して脆化の程度が小う理由だけで，他の炉型での経験が経年劣化事象をさく，加圧熱衝撃に対する評価は示されていない．

解明するために活用されないことは必ずしも正しくPWR では緊急事態においては冷却速度の制限値はないことを示す事例である．

場所によって異なる値を採用している．原子炉容器

以上の例のように，他プラントの経験のみならずとは異なり加圧器の冷却スプレイは倍の速度で冷却他の炉型の経験も参考に，自身のプラントの信頼性する事を許容している．加圧器に照射脆化の問題はを向上させて安全性も同時に向上するために，炉型なく，加圧器から炉心に注入される配管は，原子炉を問わずに現象そのものを理解することが国際協業

容器の炉心領域部（脆化が厳しい部位）を通らずにで実施されることの意義は大きい．

炉心に冷水を導く構造となっている．つまり，冷却3. 事業者視点からのプラントメーカの技術伝承

構造を考慮した設定値としている．万一の場合に，どのような手段が採り得るかを常に考え，手順書に反映しておくことが大切である事例である．
1FNPS#1 の IC は炉心で発生した蒸気を吸い込

各メーカが，採用している炉型以外の経験を活用

み，熱交換で水にした後で，再循環ポンプ入口ライすることも大切である．IAEA の IGALL で進めらンに戻す．原子炉容器の照射が厳しい部位に直接冷れているように，PWR・BWR・CANDU・VVER

水があたることは無く，ポンプ入口配管から通常のでの経験をお互いに理解し，自社製のプラントでも逆方向に流れが生じ，ゆっくりと冷水の水位が上昇発生しないかと常に疑問を持ち，検討することが大する．炉内構造物自体が高温であり，伝熱により水切である．また，その考えを継続し，意思を継ぐ人

温が上昇するため，大きな熱衝撃を発生させること

材をプラントメーカが自ら育てることも大切であるはない．IC による冷却を停止せずに続けていること筆者は考える．

とが，シビアアクシデント（SA）時の対応として

3.1. 福島第一原子力発電所事故の教訓
1FNPS 事故の教訓として，機器の能力を最大限に活かすにためには，人の能力と判断が大切である．
建設当時のシステム設計，機器設計，製造・施工に関する業務を経験し，運転段階での各種改善活動による変更を経験することは一世代では当然できないは適切であったといわれている（3）．
知識を受け取る側の理解があって初めて知識の伝承が成されたと考えられることから，この事例は伝承が的確にされていなかったことも一つの要因となっていると考えられる．

3.2. 最適評価解析の重要性ことである．そのため経験を伝承していく必要があ

もう一つ，検討しなければならないことは，TMIる．伝承が不十分な場合に，危機的状況で機器が本事故後に認識された，安全解析の最適化解析の重要来所有していた能力を発揮できず，システム全体が性である．安全解析とはプラントの安全性設計の確機能不全に陥ることになる．1FNPS 事故では，全認である．プラントの保安活動を実施する基盤とな

交流電源喪失以降であっても炉心の冷却機能を着実るのが，安全解析の結果である．運転管理では，安に果たすはずの，非常用復水器（アイソレーション

全解析結果から設定された各種制限値を守って日々

コンデンサー，以下 IC）を手動に切り替えて使用

運転が続けられている．保守管理でも，日々の機器・

していたことが例に挙げられる．IC を自動から手構築物の点検から始まり，定期試験そして分解点検

動に切り替えたことは，原子炉冷却速度に関する制を含む定期検査において，安全解析から導き出され（2）

限値を守るためであるとされている ．この例ではた要求機能を満足していることが確認されている．

設計から運転までのそれぞれの段階での知識が伝承

一方，安全解析は計算が行われた時代の知見を反映されていないことが一因であり，伝承することに価した内容となっている．特に，解析結果を常に安全

218

INSS JOURNAL Vol . 25 2018 C-4側に確保するため，解析の入力条件や解析モデルに裕度を確保している．そのため，実現象とは異なる計算結果となることがあると考えられる．しかし，機器・構築物が維持すべき機能に余裕があるため，運転管理やその他の管理でそれぞれの機能が維持されることで，万一の事故があったとしてもプラントの安全を確保することが可能であるとされている．

3.3. 研究成果や経験に基づく知見の反映
研究成果と発電所の現場への反映に関する良好事
例を次に解説する．

3.3.1. 技術開発とトラブル分析例

実際には TMI 事故時でも 1FNPS 事故時でも，そのSCC に対する緩和措置として，表面応力状態改安全解析では表すことができない現象があった．こ善方法の一つであるピーニングに関して，実機へののことは，事故時の対応には，現状の安全解析のみ

適用性を調べる研究を実施した．ピーニング法の中を認識しているだけでは状況判断を見誤り得る事をで，衝撃波を利用したウォータージェットピーニン示している．

グを選択した．キャビテーションにより衝撃波を発機器・構築物の終局耐力を理解せず，また，シス

生させてピーニングを行うため，水が噴出するノズ

テムの頑強性を理解せず，起きている現象を正しくルはエロージョンにより摩滅し形状が経時変化す理解できないことで，時間的裕度を的確に把握でる．そのことからノズルは消耗品であり，適正な衝きなくなる．その結果，後手に回り，事態を深刻

撃波を発生させるためにノズルの使用時間を設定すにさせることが，1FNPS 事故は示している．それる必要があった．ノズルに選定された材料は，耐故，事前に最適評価（Best Estimate，BE）の解析

摩耗性が高いステンレス鋼や Ni 基合金などであり，を実施しておくことが必要であり，色々なケースをそれぞれの摩滅データを採取してノズル材料を選定

解析することが最も大切なことである．これは米国した．その研究が実施されてから約 10 年後に，配（4）

NRC が取り組んでいる活動でもある ．

管曲げエルボ溶接部にき裂が発生した事象の原因究

それ故，同様の炉を所有しているプラント間で情明に，その摩滅データが活用された．この事象では，報を共有し，膨大なケースの安全解析データを情報

エルボの上流に設置された減圧オリフィス出口にお基盤として持つことで，万一の事故に備えることがいてキャビテーションが発生し，長期間の使用で出可能になると考えられる．

口部がラッパ状に削られたため，キャビテーション

フルスコープのプラントシミュレータで訓練を実により発生する気泡が配管内面を覆うほど増加し，施する際に，色々な機器の故障を違った時間に入力

オリフィスの下流にあったエルボに周期的に力を与し訓練することも，膨大なケースを経験する活動とえたことで配管が振動し，応力集中する溶接部にきして見ることができる．運転操作には無限ではない裂が発生した．このオリフィスの形状変化をキャビにしても，色々な手順が考えられる．その訓練をしテーション・エロージョンで説明できる根拠として，た人にとって BE 解析結果は極自然に受け入れられ事象発生の 10 年前の研究過程で採取されたデータるものである．全交流電源喪失事故（Station Blackが活用された．

Out，SBO）の際に，高温停止状態から低温停止状

また，この事象で継承が望まれる知識を以下に示態に移行する手順をプラント安全解析ではこれまです．損傷した配管系統は３系統に分岐して再生クー求められなかったが，1FNPS 事故後，低温停止状

ラーに入るようになっていた．３系統の一つのみで態への移行の重要性に鑑み，SBO 時でも低温停止

き裂が発生し，他系統のオリフィスには摩耗による状態への移行が可能な手順を定める必要が生じた．

出口形状の変形は無かった．また，この事象が発生

その手順案を提示したのがフルスコープでの訓練をしたのは PWR 型の２ループプラントである美浜発受けていた運転経験者であったことは，上記の考え

電所２号機であった．
美浜発電所には２号機の他に，を裏付ける事例として考えられる．それ故，BE 解

同じ２ループプラントではあるが出力が 30％低い

析を認識し，保守的な解析との違いを理解しておく

１号機と，３ループプラントの３号機がある．再生

事が最も大切であることが分かる．同時に，プラン

クーラー入口側に設置された減圧オリフィスはこれ

トの運転経験者からの知識もプラントメーカには伝らのプラントにも設置され，３号機では２号機と同承してもらいたいものである．

様にキャビテーションは発生していたが，エルボに損傷がなかった系統と同様にオリフィス出口の形状

INSS JOURNAL Vol . 25 2018 C-4

219には変化がなかった．
また，
１号機では再生クーラー

象では，インゴット（鋼塊）内部の炭素偏析を知り入口側は２系統であり，点検の結果，常用していたながら，粗悪部分（靭性が低い箇所）を使用してい系統ではキャビテーションは発生していなかったもた．水素白点が問題となったプラントの原子炉容器のの，もう一方の系統に切換えるとキャビテーショ

が 1970 年代後半に製造されたのに対して，含有炭ンが発生した．系統設計上，当該部はキャビテー

素が問題となったプラントが EPR という欧州設計

ションが発生しない流体条件であるとされていたもの最新の大型 PWR であったことに注意が必要であのの，現場では１号機の１系統のみがキャビテー

る．仏国においては靱性値の規定があるため原子炉

ションは発生せず，他プラントを含めた他系統は全容器の炉心領域部は炭素偏析部を切り落とした鋼塊てキャビテーションが発生していた．これらの設計で製造されていたものの，上蓋にはその規定が無と現場との相違点を解明することは難しいとされてかったことが遠因となったと推察される．

いる．それ故，系統設計の改善で，キャビテーショ

さらに，規格基準が有る場合でも問題となるケーンが発生しない改善ができるまでは，当該箇所を点スがある．米国型 PWR プラントでは，蒸気発生器

検・補修する必要があることをプラントメーカは電の伝熱管の材料であるニッケル基合金（インコネ気事業者に説明をしていく姿勢が必要である．

ル 600）が応力腐食割れ等により損傷し，数千本あまたこの事例は，研究等で得られた知見を整備

る伝熱管を検査してき裂の兆候のある伝熱管に施栓しておく必要性があることを示すものである．オ

し，運転を継続していた．施栓の工事にかかる費用

リフィス出口のキャビテーション・エロージョン

やその工事期間分のプラント稼働率が低下することによる形状変化が発生した時期を推定するために，による損失を考慮し，蒸気発生器を取替える選択をウォータージェットピーニングのノズル減損速度を採る電力会社が増えてきた．核燃料から取り出した利用したことはその一例である．全く別の事象（応熱を蒸気タービンに伝えるため，蒸気発生器は原子力腐食割れ）に対する予防保全対策装置の開発段階

炉容器に一次冷却材配管で繋がり，一次冷却材ポンで得られたデータ（ノズル減損速度）が，当該の事

プとも繋がっている．サンオノフレ発電所は，材料

象（キャビテーション・エロージョン）の解明に寄変更（インコネル 690）による信頼性向上に加えて与できたことは，メーカが研究開発で得られたデー

高効率を求め，取替用蒸気発生器にこれまで採用さタを適切に整理していたからに他ならない．

れたことがない設計（伝熱管本数，
外径，
管厚，
配列）

最近の世界の動向として，知識を受け取る器とを採用した．それ故，設置場所・寸法に制限がある

しての知識基盤をどのように構築するかが，原中で熱交換率を上げるため，特別に設計し直す必要

子力発電の長期利用のために最重要課題となっがあった．この設計変更により二次系水（水／蒸気て い る．2016 年 に IAEA 本 部 で 開 催 さ れ た Thirdの混合）と伝熱管との流力弾性振動が生じ，数年のInternational Conference on “Nuclear Knowledge

運転で疲労破壊により多数の伝熱管損傷を引き起こManagement” において，知識管理を統括する部署

した．流力弾性振動に関する知見は実験と解析で高を設立する機関・事業体が増えていることが報告さめられ，日本で規格基準が制定されていた．設計変れたことから，それが伺える．

更で配慮された国内外のトラブルの水平展開には，

3.3.2. 規格基準依存の弊害例

美浜発電所２号機の蒸気発生器伝熱管の折損も入っている．サンオノフレ発電所で採用された設計は規格に適合していたとされたものの，流力弾性振動に

また，最近の話題として，仏国において鋼材の炭よる伝熱管の摩耗が発生した．この根本原因には仏素含有量が靭性特性に影響が懸念され，原子炉容器

国の炭素問題と共通するポイントがあると考える．

の上蓋や蒸気発生器の使用が再検討され，使用に問

それは，現時点での規格基準に適合して設計・製造

題はないと判断された．ここで着目する点は，鋼材すれば良いとする考え方である．仏国の事象は規格を製造する過程，即ち，製鉄所での取り扱いにまで基準が変更されたとはいえ，同じ圧力容器に別の管遡って検討された点にある．この事象の少し前に，理を適用していることも問題である．仏国は炭素偏ベルギーにおいて原子炉容器の検査結果で欠陥が数析を考慮しても継続使用・健全性は維持できるとい千個観察され，水素白点が原因と推定された．これ

う結論を出している．米国の事象も規格基準では振も製造過程における問題である．仏国の含有炭素事動が発生し摩耗する領域にないとされたものの，新220

INSS JOURNAL Vol . 25 2018 C-4設計であることから裕度を多めに設定するなどの配慮がなかったことが問題であったかもしれない．

益々重要となると考える．
1989 年に仏国にあるブジェ発電所２号炉の炉内

流力弾性振動については，実物を模擬できる程度

構造物を構成するバッフルフォーマボルト（BFB）に数値解析を高度化するのは難しい事を，裏付けてにき裂が発見され，その後，他のプラントにおいいる事例がある．それは，１基当りの炉出力を 50てもき裂が確認されている．BFB は，炉心バッフ

万・80 万・100 万 KW と向上させるため，原子炉容

ル板を６～８段あるフォーマ板に締結し，炉心の流器に収める炉内構造物も大きくなった．実物大の路を形成する部品の一つである．燃料から最も近い

炉内構造物での振動試験は実施されておらず，パ部品であるため，中性子照射により最も多く材質変

イロットプラントに指定された発電所において試化を受ける．このボルトはステンレス鋼製であり，運転段階の試験で各部の振動データを採取し健全PWR で使用される一次冷却材の環境下では，応力性を確認してきた．このように数値解析で設計し腐食割れの感受性は無いと考えられてきた．
しかし，た構造物の最終確認は実プラントの初号機で確認

中性子照射により材質が変化することで一次冷却材

することを，プラントメーカであるウセスチング

中でも応力腐食割れに対し，感受性を持つことが，ハウス（Westinghouse Electric，WH）は実施してその仏国のトラブルで証明された．中性子照射を多きた．米国で PWR プラントを設計・建設してきた

く受ける最下段から２段目にき裂が観察され，運転

WH のこの経験が，サンオノフレ発電所の SG の新が継続された後，下から３段目や最下段に確認され設計には適切に伝承されなかったのではないかと推るようになった．照射が最も少ない最上段のボルト

察する．

では観察されていなかったが，米国の最新の検査で3.3.3. 規格基準外の技術的分析例
米国 PWR 型の炉開発で WH 社が牽引していた時は最上段にもき裂が観察されている．PWR の炉内
構造物も時代とともに型式が少しずつ異なることから，最上段のボルトに損傷が確認されたプラントの設計には構造に類似点が多数確認されている．

代には，例えば，炉内構造物の設計マニュアルに注

米国の４ループプラントのうちダウンフロー設計

意点と根拠が記載されていた．根拠となる制限値等

からアップフロー設計に変更してない原子炉内構造のデータの出所については，公開されている規格基物では，BFB にき裂が観察されている．米国 PWR

準以外に，社内試験データだけでなく過去の現場経の炉内構造物の設計はループ数を問わず，当初は全験から得られたデータもあった．例えば，締結ボルてダウンフロー設計を採用していた．290℃弱の冷トの座面状態により値に差が出るトルク係数では，却材が原子炉容器に入ると，炉心そう・熱遮蔽体の現場施工方法が時代とともに変化していることを反側面に当たって，下向きに流れて，燃料集合体の映したデータが採用されていた．

下部に当たる炉底部に導かれる．この流れとは別

米 国 の D.C.Cook 発 電 所 で は， 建 設 当 初 の 締 付に，炉心そうに数箇所ある穴から炉心バッフル領域

け不足が原因で，炉心そうの流体励起振動（Flow-に 290℃弱の冷却材が入る流路があった．この水はInduced Vibration，FIV）により炉心そうのバレル

炉心バッフル領域を下向きに流れ，炉心そう側面をボルトが振動し，周り止めピンとのフレッティング

流れる冷却材と炉底部で混ざり合う構造となっていによりボルトが摩耗し，周り止めピンとボルト穴とた．このダウンフロー設計が採用された経緯を示しの隙間からボルトの欠片が異物となった．欠損した

た資料は確認できなかったが，炉心そうにわざわざボルトの隣のボルトが緩んでいたことから，締付け穴を開けるという工程を追加していることから，何管理不足が原因とされた．トルク係数までの言及がらかの経験を反映したものと考えられる．２・３・

なされていないため，適切な締付けトルク値であっ４ループ全ての初期プラントにはこのダウンフロー

たかどうかは不明である．また，締付け過ぎの場合の設計が採用されていた．しかし，その後の運転には，高温機能試験（Hot Function Test，HFT）時

おいて，燃料リークが発生しその主要因がこのダウに炉心そうの熱変形によりボルトが変形する程度が（5）
ンフロー設計とされた ．その原因は，炉心バッフ

大きくなり，局部的に塑性変形を引き起こし，極低

ル板の隙間から噴出するジェット噴流が燃料棒を揺サイクル疲労の原因となりえることもある．このよらし，隣接する燃料棒同士がフレッティング摩耗をうな経験・知識を集積し発電所建設に活かすことが起こしたためであった．その対策としてダウンフ

INSS JOURNAL Vol . 25 2018 C-4

ローからアップフローに既設プラントでも改造が施され，炉心そうの穴を塞いで最上段のフォーマ板

221

4. 事業者視点からの規制関係の技術伝承に穴を開けるという工事を行った．このアップフ

運転段階に携わる人間が建設段階を直接的に経験

ロー化工事によって，燃料リークが減少するとともすることは困難ではあるものの，決して経験を得るに，最上段の BFB の作用応力も減少した．ダウン

ことが不可能なことではない．発電所の安全性を向フローの場合は，炉心そうと炉心バッフル板を繋ぐ上する活動を通じて，建設時の経験と似た経験を得

炉心フォーマ板の変形が最上段で最も大きく，プラることも可能であると考える．システム設計の裕度

ント運転起動時にかかるボルトの応力は相当高くなを理解することにより，機器の重要性も見直しが可

る．アップフローの場合その熱変形量が小さくなる能となり，保全方法の最適化も可能となる．日本のため，ボルトにかかる応力は小さくなる．
米国４ルー

規制当局は同一部署に長く業務することはないた

ププラントでの BFB 損傷は，仏国で確認された照め，審査根拠を十分に伝承するために 10 年以上も射誘起型応力腐食割れとは別の要因が大きく寄与し前から技術情報基盤の整備が求められていた（7）．しているのではないかと考えられるため，最上段のボ

かし，現在の日本で長期間を要している再稼動審査

ルトの詳細な破面観察により根本原因の究明が望まで，建設段階まで遡って審査がなされているから，れる．

審査根拠を整理する最も良い機会と考えることもで

現在，国内で提供されている取替用の炉内構造

きる．これらの審査時の知識整理は，建設段階を経

物は，アップフロー化はもとより，炉心バッフル験していない人にその経験と同様の知識を得る機会

板の隙間構造を一部なくしつつ，熱変形に配慮しを与えるからである．また，現場の設備改善では製た配置設計がなされている．また，締結ボルトに造・施工段階の知識を必要とするから，この知識を発生する応力を低減できる形状構造に変更が加え得る機会となる．過去の資料を紐解いて，設備改善

られ，更に，照射誘起型応力腐食割れの一因となを最新の知見に照らし，発電所を安全に運用できるる中性子照射による材料変質を極力遅らせる効果

ことを電気事業者が示すことは容易ではなく，過去を発揮する製造方法の改善も図っている．米澤らの資料が整理されていることが大切である．最近（6）は，「中性子照射による粒界での化学組成変化の ISO9001 の改定でも Conﬁguration Managementの結果から，オーステナイト系ステンレス鋼では，（CM；構成管理）の重要性が示されている．長期

RIS（Radiation Induced Segregation）による粒界運転にはこの構成管理と合わせて，知識管理がます

Cr 濃度の低下に伴い IGSCC（Intergranular Stress

ます重要になる．規制当局の検査制度の見直しによCorrosion Cracking）感受性が高まる傾向が認め

り，
さらに現場に密着した検査が行われることから，られ，この傾向は PWR1 次系模擬水中での Ni 基合

知識基盤の整備は確実に進められていることが望ま

金 の PWSCC（primary Water Stress Corrosion

しい．その整備には，経験的な知識をより広く収集

Cracking）感受性と酷似している」としており，することが必要であることから，世界規模での協業

Ni 基合金である X750 合金の耐 PWSCC 対策材が粒が進められる事が望まれる．

界にクロム炭化物を適切に析出させているものであ

規制分野において経験・知識の基盤の構築が必要ることから，これをオーステナイト系ステンレス鋼「規であると山本（8）は過去の公開データから分析し，にもある程度適用したものであると推察できる．こ制当局においても，現場の保安検査官の日々の監視

れらの対策は，他国のトラブルの要因を詳細に分析

活動を通じて，自らも軽微なトラブルを始め安全文

して機器設計に反映することで自国でのトラブルを化に関わる情報収集を行い，事業者を指導するため未然に防ぐ，プラントメーカの良好事例である．炉の情報基盤の整備を行う必要がある」と結論付けて

内構造物の取替えは既に実績もあり，40 年超運転いる．先に述べたように日本の規制では同じ部署にに入る美浜発電所３号機にもその技術が適用される

長く在籍することがなく，長期間を要する傾向監視ことになっている．

は不十分であった．これを解消するためにそれぞれ

ここまで，良好事例に加えて，設計で配慮を必要のプラントで発生した事象を詳細に分析し，長期間とする事象事例も紹介した．それらの経験を後継者に亘る傾向を把握し，その情報を知識化して整備すに繋ぐ責務があると認識して，プラントメーカに安ることが求められる．

全な炉を設計・製造してもらいたいと考える．

INSS JOURNAL Vol . 25 2018 C-4

222

5. 日本の研究機関に対する指摘
原子力委員会が策定し，昨年７月 21 日に日本政府として閣議決定された「原子力利用に関する基本（9）には，日本の研究機関における技術伝的考え方」

承の重要性も以下の２項目で示されている．
（1）日本原子力研究開発機構は，産学官の連携によるシーズの創出，基盤技術の充実，科学的知見や知識の収集・体系化・共有による知識基盤の構築，研究開発の基盤である施設や設備の供用・
利用サービスの提供を先導する組織に変革していくべきである．
（2）研究開発機関や大学，原子力関係事業者の原子力関連機関が，情報交換しつつ，それぞれの役
割を互いに認識し尊重し合いながら連携や協働を行う場を構築し，まずは，科学的知見や知識

図２の収集・体系化・共有により厚い知識基盤の構築を進めるべきである．

総合管理システムの概念図

が事故に繋がるのは，原子力発電の歴史を見ても分つまり，科学的知見の収集・体系化・共有による

かる．1FNPS 事故は安全設計段階の知識の欠落が知識基盤の構築こそが，技術伝承の第一歩である．

一つの要因である．潜在的リスクを考え，大きな災

この基本的考え方には産業界だけでなく，原子力規害に繋がらないように発電所を運営する義務は事業制委員会（NRA）も賛同しているため，知識基盤者にあるのは自明である．潜在的リスクを継続しての構築が加速されることが期待される．

発掘し，常に自社のプラントの危険性を把握するこ

6. プラント生涯管理の経験と知識基盤とが，原子力発電所を所有し運営する事業者の責務である．そうであるから事業者は知識の欠落が致命傷になると認識し，知識の部分的な重なり（関係者

前章までに，事業者における技術伝承と，事業者間の互いの知識を繋ぐ情報を共有化すること）を心視点からのプラントメーカおよび規制当局の技術伝がける必要がある．
ラップは知識の分野だけでなく，承について分析した．その中から見えてくることと年代によるラップも意識すべきである．知識基盤にして，３つの重要な点が挙げられる．関係者間でのは年代の縦と分野横断の横が大切であるばかりでは知識の部分的な重なり，匠の技の継承，そして，知なく，それらを俯瞰的に見られる人材の確保も重要

識の基盤の共有化である．

になる．

6.1 知識の部分的な重なり

プラントメーカは同様な知識基盤を重要と認識しているものの，機密事項と仕分けされるデータを多く所有していることから，共有化には積極的な対応

原子力発電所を安全に運用するためには，安全設が難しいとされる．ノウハウに分類される機密事項

計，系統設計，機器／構築物設計，部品設計，品質は必ずしも公開する必要はなく，注意点のみでも共を含む製造方法と施工方法，保安活動における各管

有化することで，未然にトラブルを防止することが理方法（運転管理・燃料管理・保守管理・放射線管理・可能となる．本稿では，減圧オリフィスのキャビ

廃棄物管理），廃止措置方法，さらにそれぞれの知テーションを発生させない設計が困難であったとし

識の部分的な重なりを理解する必要がある．図２にても，その注意点を共有化して適切な保全活動に繋総合管理システムの概念を示す．図にあるように組げれば，安全にプラントを運転できるという考えを織・部署・人それぞれが繋がっているものの，効率示した．

を追求すればラップではなく棲み分けが合理的であ

規制当局においては，基本的に事業者の検討に抜るが，知識の欠落を生む可能性がある．知識の欠落

けが無いことを確認すれば，監視が可能と考えられ

INSS JOURNAL Vol . 25 2018 C-4

223てきた．もし，事業者に知識の部分的な重なりがな

ポート部隊である JAEA が，その実現に向けて率先されていない箇所が無いかどうか目配せできれば，して動かれることを期待したい．
またこの活動には，事業者に良いプレッシャとなるだけでなく，正しく

1FNPS 事故を起こした産業界も責任を持って参画

規制が行われると筆者は推察する．小さな異なるト

し，協働することが求められている．事業者は新し

ラブルでも根本原因に共通点がある場合があり，そい規制の一つとして安全性向上評価書を公開し，その共通点を見極めるためには，長期的な傾向監視がの中で最新知見の収集・分析結果を示している．こ

重要と考える．常に関連性が無いのかという疑問をの知識基盤の構築に貢献することは事業者の人材育持ち，事業者の保安活動を直接，現場で見ることで成にも繋がり，技術的能力の維持・向上を図る保安共通点を判断できるのではないかと考えており，米活動の一環として有意義であると考えられる．
更に，国の ROP（Reactor Oversight Process）を日本にこれらの活動は国際協業で進められていることが肝導入する計画に期待するものである．

要であると考える．

6.2 匠の技

7. 結言

その道のプロとして認められる人材が定年退職

原子力発電の長期利用には，建設段階に始まり運で一線を離れることで，知識が失われつつある中，転段階から廃炉段階までの知識基盤を整備すること

彼らの知識を整理しておくことは大変重要である．

が大切であり，そのキーワードは，知識の部分的な

各国の重要課題として認識され，新しく知識管理に

重なり，匠の技の継承，そして，国際的協業である．

かかわる部署を設置する機関が増えていることを先

日本において実施されている再稼動審査では，建に述べた．

設段階まで遡って審査がなされていることから，規保 守 管 理 に つ い て は，IAEA 策 定 の IGALL 等，

制機関も被規制の関連機関の両者において，審議時

今までも，またこれからも充実が図られることと考の知識整理が建設段階を経験していない人に建設段えられる．なお，新しい技術，特に検査・モニタリ

階と同様の知識を得る機会を与える．現場の設備改ング技術の進歩によって詳細に調べることが可能に

善は，製造・施工段階の知識も必要とすることから，なり，散逸した知識・技術的能力が新たに蘇ること

この知識を与える機会である．過去の資料を紐解いもある．常に新しい技術の進歩をフォローしておくて，設備改善を最新の知見に照らして，発電所を安ことが肝要である．本稿では，安全弁の摺合せ技術

全に運用できることを示すことは容易ではない．しが低下することを拡大鏡によって防止できるというかし長期運転にはこの構成管理と知識管理がますま事例を示した．

す重要になる．経験的な知識をより広く収集し，体6.3 知識基盤の構築
安 全 管 理 に 関 わ る SA 対 策 の 充 実 に つ い て は，
1FNPS 事故前までは国内での研究が日本原子力研

系化することが必要であることから，世界的な協業で進められる事を望むものである．

参考文献

究開発機構（JAEA）主体で進められていたものの，（1） NUREG/CR-7153,Vol.2 “Expanded Materials

国家予算が削減されていた．アジアでは JAEA の

Degradation Assessment（EMDA）Volume

知識を基に韓国 KAERI が SA 研究を継続してきた．

2:Aging of Core Internals and Piping

1FNPS 事故後は，日本でも SA 研究が再開された．

Systems”.

JAEA がこれまで実施してきた研究成果は，収集は（2） 日 本 学 術 会 議されているものの体系化がなされておらず，他機関記 録 SCJ 第 22 期 -260930-

22651100-053” 東京電力福島第一原子力発電所が利用することは困難な状況になっている．原子力１号機において発生した事故事象の検討”委員会が示した「原子力利用に関する基本的考え方」（2014）．

（6）

では，それらの研究関連の情報収集に留まるこ（3） 小林正英，“ 福島第一原子力発電所１号機のとなく体系化し，知識基盤として共有すべきと明記

事故分析 ” 日本原子力学会誌（2105）．

され，NRA がこれを追認している．NRA の技術サ

（4） T i n a G h s h , “ S t a t e - o f - A r t R e a c t o r

INSS JOURNAL Vol . 25 2018 C-4

224

Consequence Analyses（SOARCA）Surry
Uncertainty Analysis（UA）” NRC-RIC（2016）．
（5） 実務テキストシリーズ No.3

軽水炉燃料のふるまい（改訂第５版）第３章 軽水炉燃料の変遷（p.68-p.69）公益財団法人 原子力安全研究
協会 , 平成 25 年３月．
（6） 米澤利夫ら，”PWR 炉内構造バッフルフォー
マボルトの粒界割れ機構に関する考察 ” 日本
原子力学会誌（2000）．
（7） “ 実 用 発 電 用 原 子 炉 施 設 に お け る 高 経 年 化
対 策 の 充 実 に つ い て ” 原 子 力 安 全・ 保 安 院（2005.7）．
（8） 山本晃弘，“ 原子力発電所における安全文化
醸成活動の実効性向上に関わる研究 ” 日本原子力学会誌（2017）．
（9） 原子力委員会 ,” 原子力利用に関する基本的考
え方 ”（2017.7.20）．