2011, Vol.18, 317-332

福井地域を基盤とした近畿圏連携による高経年化対策強化基盤整備事業の実施報告（最終報告）The Research Project on Technical Information Basis for Aging Managementin Fukui and Kinki Area（Final Report）

藤村
渡海

公也（Kimiya Fujimura）
親衛（Chikae Watarumi）

長山 滋（Shigeru Nagayama）
藤堂 二彦（Tsugihiko Toudou）

解

317

説

福井地域を基盤とした近畿圏連携による高経年化対策強化基盤整備事業の実施報告（最終報告）The Research Project on Technical Information Basis for Aging Managementin Fukui and Kinki Area（Final Report）
藤村公也（Kimiya Fujimura）＊ 1

長山＊1
滋（Shigeru Nagayama）

渡海＊2
親衛（Chikae Watarumi）

藤堂＊1
二彦（Tsugihiko Toudou）

要約 高経年化対策強化基盤整備事業は，経済産業省原子力安全・保安院により，我が国の原子力発電所における高経年化対策に資するため，国内実用原子力発電プラントの高経年化に関する
技術情報基盤整備を行うことを目的として，平成 18 年度に開始され，以降適宜成果状況を吟味しながら継続され，平成 22 年度で終了した．
具体的研究課題は，産学官・学協会連携の下に，（独）原子力安全基盤機構（以下「JNES」）によって取りまとめられた高経年化対応技術戦略マップの一部を担うことを念頭に，加圧水型軽水炉を中心として 15 基の原子力発電設備が立地し，地域内及び近隣の近畿圏に多くの原子力関係の研究機関や大学を有する福井地域の特徴，および各組織の研究・事業実績をもとにその専門性を十分生かせるものとして，下記の 4 つの分野から選定された．
1）原子力発電プラントの配管減肉管理の高度化に関する研究
2）劣化発生・進展状況把握のための検査技術評価に関する研究
3）溶接補修技術に関する研究
4）主要構築物の劣化に関する研究研究の推進にあたって，原子力安全システム研究所（以下「INSS」）技術システム研究所は，福井地域を基盤とした近畿圏連携（以下「福井クラスタ」）による研究の実施母体として，域内の大学，研究機関，電気事業者及びメーカと協力して福井地域高経年化事業コンソーシアムを立ち上げ，その中心として研究の受注，円滑な実施，および報告書の取り纏め業務といった総合的立場での役割を担ってきた．
平成 22 年度の福井クラスタの事業では，これまでに引き続く計 11 件の研究を実施し，最終成果の取り纏めを行った．これらの研究を上記の 4 分野別に示せば，配管減肉関連で 5 件，検査技術関連で 4 件，補修溶接および主要構築物について各 1 件である．いずれの研究も円滑に実施され，所期の成果を達成することができた．
キーワード

原子力発電プラント，高経年化，配管減肉，検査技術，溶接金属，コンクリート

Abstract		 The Research Project on Technical Information Basis for Aging Management
was initiated in FY2006 by the Nuclear and Industrial Safety Agency（NISA）of the Ministryof Economy, Trade and Industry（METI）as a five-year program effectively, to promote aging
management of domestic nuclear power plants. Its main objective was to improve the technicalbasis on which aging nuclear power plants are regulated.
Upon taking part in the technical strategy map for Aging Management and Safe Long Term
Operation, the experiences and achievements of the participating organizations were taken
into account and the following four topics were chosen. The regional characteristics of the
Fukui and Kinki area where 15 nuclear power plants, mainly PWRs, and many nuclear related
research institutes and universities are located, were also considered.
1）The improvement of pipe thinning management in nuclear power plants2）The development of inspection techniques to monitor the initiation and propagation of＊1 （株）
原子力安全システム研究所＊2 （株）
原子力安全システム研究所

技術システム研究所
技術システム研究所 客員研究員

318

defects3）The development of a guideline for evaluating weld repair methods4）The development of a guideline for evaluating the degradation of main structures
To promote this research project, INSS has established a regional consortium（called the“Fukui Regional Cluster”in coordination with universities, research institutes, electric utilities
and venders in the Fukui and Kinki area. INSS is acting as a coordinator to make contracts,
facilitate execution, and compile annual reports.
In FY2010, 11 continuing research subjects were proposed for this project and all were
accepted. Of these, 5 subjects were related to the first topic（pipe thinning）, 4 subjects to thesecond topic（inspection technique）and 1 subject to each of the other two topics（weld repair& main structures）. All the subjects have been completed, fulfilling the requirements andexpectations.
Keywords	nuclear power plant, plant aging, pipe thinning, inspection technique, weld metal, concrete

1.

序言

ための技術情報の整備を図り，安全規制基準，関連
技術規格等への合理的反映のための方策を検討する．

高経年化対策強化基盤整備事業は，経済産業省原

②健全性評価の妥当性確認手法の確立等 : 原子力発

子力安全・保安院（以下「NISA」という）により，電設備の経年劣化対策を科学的・合理的に行うため，我が国の原子力発電所における高経年化対策に資す

最新の知見を加味し，関係機関の連携の下に，原子るため，国内実用原子力発電プラントの高経年化に

炉圧力容器鋼に係る脆化予測，ケーブルの劣化挙動関する技術情報基盤整備を行うことを目的として，

予測のより定量的な評価や監視・診断法の適用性お平成 18 年度より開始された．事業の企画・推進によび，炉内構造物および配管における応力腐食割れ

当っては，より広くかつ深い知識経験に基づくことに関する健全性評価手法の妥当性を判断するためのが重要との考え方から，原子力関連の産・学・官の技術的基盤の整備を図る．また，得られた成果につ研究組織の地域連携が基本となっている．
そのため，いては，過去の研究成果，ならびに本事業で実施しINSS が福井県を中心とした近畿圏の連携（福井クてきた成果を踏まえつつ，安全規制基準，関連技術規ラスタ）の中核として福井地域高経年化事業コン

格等への反映や実機適用に向けた方策の検討を行う．

ソーシアムを立ち上げ，研究の受注，円滑な実施，③経年劣化事象の解明等 : 高経年化が進行しつつあおよび報告書の取り纏め業務といった総合的立場でるプラントの寿命予測精度を向上させ，その科学的の役割を担ってきた．これらのことは，本誌過年度

合理性を担保するため，劣化メカニズムに着目し，

（1）
～
（3）

．平成 22 年度は，実験的手法および解析的手法により劣化現象の解明

その最終年度であり，事業目的に沿った成果の具体等を行い，また，得られた成果については，過去の化および充実を図り，今後の活用に向けて取りまと研究成果，ならびに本事業で実施してきた成果を踏めることが課題となった．本報告では，平成 22 年

まえ，安全規制基準，関連技術規格等への反映や実度事業で取りまとめた 5 ヶ年の事業成果とともに，機適用に向けた方策の検討を行う．

事業の企画・推進に当っての INSS の活動の概要を④経年劣化事象の進展予測・評価手法の確立等 : 原

紹介する．

子力発電設備の経年劣化対策を科学的・合理的に行報で紹介したとおりである

うため，最新の知見を加味し，経年劣化事象の進展

2.

事業の全体概要
原子力安全・保安院より示されたテーマ 4 件を，予測並びに評価手法の高精度化や検査技術，補修技
術の妥当性評価手法の確立等を図る．また，得られた成果については，過去の研究成果，ならびに本事その目的とともに示す．

業で実施してきた成果を踏まえつつ，安全規制基準，①技術情報の基盤整備等 : 高経年化対策強化基盤整備

関連技術規格等への反映や実機適用に向けた方策の事業全体を総合的・俯瞰的に捉え，本事業で実施し検討を行う．

てきた成果を踏まえつつ，本事業の中で産学官が有

これらのうち，INSS が福井クラスタ代表としてする知見，施設等を効果的に活用して実施する研究

受注したテーマが④である．その具体的研究内容に成果に基づき，新検査制度における高経年化対策のついては次節に紹介する．他のテーマはそれぞれ，

3192）劣化発生・進展状況把握のための検査技術評①三菱総合研究所（東日本クラスタ）
，②
（独）日本

価に関する研究

原子力研究開発機構（茨城クラスタ），③（株）イン
テリジェント・コスモス研究機構（東北・北海道ク3）溶接補修技術に関する研究ラスタ）の取り纏めとなった．また，これらのクラ

4）主要構築物の劣化に関する研究

スタ相互間の情報の共有や研究内容の調整等につい研究実施者の専門性の活用と連携および事業関係ては，①の東日本クラスタが所管する総括検討会お者間の情報の共有化を図るためのクラスタ内検討委

よび個別検討会を中心に行われた．
これらを含めた，

員会の設置，運営を含む，福井クラスタ内の事業活

本事業全体の実施体制概要は図 1 に示すとおりであ動の全体像を図 2 に示す．なお，図 1 に示す総括検る．

討会および個別検討会や他クラスタの検討委員会へも積極的に参加協力した．

3.

研究課題と実施体制

また，福井クラスタ事業を締め括る各年度の事業成果報告書の作成に当っては，その前提となる各研

福井クラスタの 5 ヶ年を通しての受託研究テーマ

究担当者からの報告書について，研究内容の確認とは「経年劣化事象の進展予測・評価手法の確立等」

ともに当初事業計画との整合性を吟味・確認し，研である．各年度における具体的研究内容の提案に究成果に対する事業統括者としての見方を反映する

当っては，高経年化対応の技術戦略マップの一部をよう努力した．

担うことを念頭に，福井クラスタ構成メンバーの研究・事業実績をもとに，その専門性を十分生かすことを考慮して提案し，表 1 に示す形で，下記の 4 分
野について，合計 11 件の研究を各機関への再委託の形で実施してきた．

4.

研究内容および最終成果の概要
ここでは，各研究の内容および最終成果の概要，

ならびに目標としている成果の反映先を紹介する．

1）原子力発電プラントの配管減肉管理の高度化に関する研究1）原子力発電プラントの配管減肉管理の高度化に
関する研究

図1

高経年化対策強化基盤整備事業の実施体制

320

本研究は，炭素鋼配管の減肉管理の充実に向けて

LES（Large Eddy Simulation）など最新の流動解の既存技術の応用や新技術の適用の進展に備え，減析手法を用いた流動解析を実施した．これらの結果

肉予測・評価法の精度向上，減肉配管の破壊モード

を用いて，オリフィス後流の配管減肉に関し，物質評価法の高度化および減肉配管の検査技術の高度化

伝達の観点からの既存減肉予測式の修正や，新たな等について，実験等により基礎情報を収集し，得ら

最大減肉位置の予測式など，予測法の高度化を図っれた成果を踏まえ，減肉による配管破断リスクを考た．あわせて減肉予測の数値計算コードの検証と高慮した保全を可能にするための技術を整備すること精度化に不可欠な物質伝達に係る実験データを整理を目的とするものである．このために以下の 4 つのした．
具体的成果は下記の a，b の 2 項に集約され，い研究が実施された．

ずれも，
日本機械学会の配管減肉のための技術規格（4）①配管減肉予測・評価法の精度向上
配 管 減 肉 に 関 する最新の研究動向調査を 踏 まへの諸成果反映に際しての基礎情報，および国がこ

えて流動および物質伝達の実験技術を確立し，これを検証する際の情報としての活用が期待される．

れに基づき流れ加速型腐食（FAC）のメカニズ

ａ . FAC 配管減肉メカニズムに基づく予測式の提案

ム の 一 要 因 と 考 えられている物質伝達率を 測 定

FAC による配管減肉に関して流動の点で支配的し，それに流れが与える影響を調査した．また，メカニズムとされる物質伝達率をオリフィス下流に

表1

研究課題，実施担当および実施期間

321

図2

福井クラスタでの高経年化対策強化基盤整備事業活動の全体像（平成 22 年度ベース）

おいて測定し，その結果を基に下記の特徴を持つ，物質伝達率に関する予測式を提案した．

はオリフィス直径
これらの知見は，配管減肉速度の予測精度向上や・	Kastner の式などの既存の減肉予測式で用いられ配管減肉管理のための肉厚測定点の最適化に役立つているオリフィス形状係数は，従来から考えられと考えられる．

ていた定数値ではなく，レイノルズ数，オリフィb. FAC 配管減肉メカニズムに関わる物質伝達率とス開口率βに依存する．

流動データの整備

・	オリフィス下流における平均速度場は，オリフィ

配管減肉に関わる数値解析コードの改良への活用

ス断面平均流速 UD とオリフィス高さ h により相を目的として，物質伝達率に関する流れ方向および似分布を示す．

周方向の空間分布の測定と，流動場に関するオリ・	オリフィス下流における物質伝達率の最大値 kmax

フィス下流の 3 次元空間分布の測定ならびに解析とその位置 xmax は，オリフィス断面平均流速 UDを，レイノルズ数などをパラメータにして実施した．

とオリフィス高さ h を用いて，次式のように整理

その結果，物質伝達率の分布と最も良い相関を示す

できる（図 3 参照）．

壁面近傍の流動因子は，標準 k-ε では乱流エネル

kmax

0.47

－5

A×（UD） ，A＝{－5.171n（Sc）＋46.0}×10 ，

UD=Uo /β2，β=d/D
xmax

5h，h =（D－d）/2 ただし，D は配管直径，dギーであるとの従来の知見を再確認するとともに，新たに LES 解析によりこれが壁面せん断応力の絶対値の 1/3 であることを確認した．
②液滴衝撃エロージョン（LDI）に対応した配管減

物質伝達率最大値 Kmax ［m/s］

322

オリフィス断面平均流速 UD ［m/s］
図3

シュミット数 Sc

物質伝達最大値のオリフィス断面平均流速依存性

生・進展，脱落の過程で進む．

肉評価法の構築
低炭素鋼 S15C，合金鋼 STPA24 およびステンレ⑷水流に対する下限界流速

ス鋼 SUS304 について，限界流速および減肉メカニ

S15C と STPA24 の下限界流速はそれぞれ 80m/s，ズムの解明実験を行い，あわせて酸化被膜の剥離メ90m/s で，SUS304 の下限界流速は 120m/s である．

カニズムおよび剥離強度の流速依存性を調査した．

ｂ . LDI 配管減肉メカニズムに基づく予測・評価法

また，減肉に及ぼす流速，液滴径，衝突角度の液滴の改良提案

衝撃損傷量との相関データを整備拡充し，相関性を基本となる液滴 1 個当りの体積減少量予測式を，明らかにした．これらの結果を基に，原子力施設の配管壁面の液滴衝撃エロージョンの進展メカニズム

配管の液滴衝撃エロージョン対策検討に適用可能なに影響を及ぼす主な因子である，流速（衝突速度），

配管減肉評価式を検討した．

材質，液滴径および衝突角度を考慮する形で，下記具体的成果は下記の a，b の 2 項に集約され，いずのとおり定義した．これは，Heymann のエロージョ（4）

れも，日本機械学会の配管減肉のための技術規格

ンの無次元損傷速度予測式（5）を，本研究で明らかにへの諸成果反映に際しての基礎情報，および国がこした上記主要因子の基本特性を反映して改良したもれを検証する際の情報としての活用が期待される．

のである．

ａ . LDI 配管減肉メカニズム検証データの整備［炭素鋼鋼管の場合］

データ整備の着眼点と確認事項は以下の通りである．
⑴液滴衝撃エロージョンとキャビテーションエロー

log（A）=4.8log（Vsinθ）－log（NER）+4.67log（d）－
12.4［ステンレス鋼の場合］

ジョンの損傷過程の類似性

log（A）=6.4log（Vsinθ）－log（NER）+4.67log（d）－

低炭素鋼 S15C，合金鋼 STPA24 およびステンレス

15.9

鋼 SUS304 では，両エロージョンともに，損傷潜伏

ここに，A : 体積減少量，V : 衝突速度，θ : 液滴の衝期を経過した後に損傷深さが直線的に増大し最大速

突方向と衝突面のなす角，度期に至る．

NER :材料抵抗係数（S15C 0.28，合金鋼 0.44，
ステンレス鋼 1.00），⑵液滴衝撃エロージョンとキャビテーション・エ
ロージョンの損傷速度の相関
上記の低炭素鋼，合金鋼，ステンレス鋼での両エロー

d : 液滴径である．

ジョンの損傷速度には，これまでに確認されている

なお，両式の右辺第 1 項で表される衝突角度 θ 依

鋳鉄，アルミ合金 , 銅合金の一部同様，非常によい存性は，本研究で初めて明らかになった，液滴エロー

相関性がある．

ジョンによる最大壊蝕深さは液膜の薄い場合は流速⑶液滴衝撃エロージョンの減肉メカニズムの法線方向成分で整理できることが基になっている

液滴衝撃エロージョンは，衝撃の繰返しにより，結（図 4 参照）．

晶粒内での塑性変形，粒界近傍での盛上り，き裂発③減肉配管の破壊モード評価法の高度化

323

可能な直管破裂内圧式を下式のとおりとした．

ｂ . 直管の平面状 / 非平面状欠陥に適用可能な限界
曲げ荷重評価式の提案
き裂を含む溝状減肉（平面状欠陥）といわゆる減肉（非平面状欠陥）の破壊モードを考慮し，前項で図 4	液滴衝撃エロージョンでの質量減少速度の法線方
向流速依存性示したアスペクト比（δz /（θRm）を指標として，
δz /（θRm） 0.25 : 周方向き裂，δz /（θRm）＞0.75 : 周
方向減肉の仕分けを行い，それぞれの形状関数

海外の高経年化原子力発電プラントでの局部（溝状）減肉現象等の新たな知見を念頭に，様々な減肉形状を有する配管について，減肉が生じた場合の限界強度に対する余裕を明らかにすることを目的としたものである．このために，減肉の平面形状の考慮，を定義し，これを，もっとも薄い部分の肉厚に対す

限界荷重到達時に割れないこと，有限要素法解析おる基準強度に乗じる形で，すべての減肉欠陥に適用

よび加工の各要素に起因する余裕に着目し，各種模可能な限界曲げ荷重評価式を下記のとおりとした．

擬減肉形状を持たせた配管についての内圧破裂実験と数値解析を行い，データ収集およびその検討を行った．その成果は，下記の a ～ c の 3 項に集約され，日本機械学会の配管減肉のための技術規格（4）や原子力安全基盤機構高経年化審査マニュアル（6）へ

ｃ . 有限要素解析結果に適用可能な直管の限界曲げの，諸成果反映に際しての基礎情報，および国がこ

荷重評価基準の提案

れを検証する際の情報としての活用が期待される．

割れと崩壊という破壊モードを予測可能とした上

ａ . 直管の平面状 / 非平面状欠陥に適用可能な破裂での，有限要素解析結果に適用可能な直管の限界曲

内圧式の提案

げ荷重評価基準（DCC: Domain Collapse Criterion）

き裂を含む溝状減肉（平面状欠陥）といわゆる減を示すというものである．これは，実験で限界曲げ

肉（非平面状欠陥）の破壊モードを考慮し，アスペ荷重に到達する時点では，崩壊，割れの破壊モード

ク ト 比（ 減 肉 部 の 管 軸 方 向 長 さ δz と 周 方 向 長 さによらず，公称肉厚部（減肉のない部分）が全領域（θRm）の比 : δz /（θRm））を指標として，にて降伏していること，また限界曲げ荷重の解析予δz /（θRm） 0.15 : 周方向き裂，

測値 M FEA と実験値 M EXP の差は，ほぼアスペクト

0.15＜δz /（θRm）＞ 0.75 : 周方向減肉，比によらず 20% 程度（解析値が過大）であることが，

δz /
（θRm）
＞ 0.75 :正方形状減肉，軸方向減肉，

塑性域の広がり方に着目した検討によって確認でき

軸方向き裂の仕分けを行い，それぞれについて形状関数たことに基づいている．
④配管減肉の定量評価法の有効性検証
超音波ガイド波（7）による広域モニタリング手法の検証ならびにガイド波検査シミュレータの構築および減肉配管サイジングの高度化を行った．まず，超音波ガイド波による広域モニタリング手法の検証では，FAC と LDI を視野に漸増減肉欠陥を導入したを定義し，これを，もっとも薄い部分の肉厚に対す直管とエルボ管の試験体に対する計測実験を行い，る基準強度に乗じる形で，すべての減肉欠陥に適用

減肉検出性能を評価するとともに，実機での欠陥形

324状に対するガイド波の検出特性の知見を蓄積した．

センサについて，人工減肉の漸増試験を実施し検出さらに，多重反射エネルギー閉じ込め法による高感

振幅値を得ることで，両者に本質的差異が無く配管度での減肉検出性の評価，欠陥形状とガイド波の検減肉を効率良く定量的に検出できることや，反射体

出感度の関係の実験的調査とその科学的合理的なモ利用により大幅な感度向上を図れることを明らかに

デルによる検証を行った．ガイド波検査シミュレー

した（図 5 参照）．また，減肉形状に対するガイド

タの構築および減肉配管サイジングの高度化に関し

波の検出感度を確認するとともに，広い周波数範囲ては，電磁超音波（EMAT）を用いた局所モニタでのガイド波検出信号を基に減肉の軸方向の広がり

リングの有効性検証のための実験および解析によると残存肉厚を見積る手法を確立した．

調査，およびオリフィス下流直下 FAC を模擬した

ｂ . ガイド波多重反射エネルギー閉じ込め法の検証

試験体に対する複数の EMAT センサによる減肉寸

2 つの反射体を配管に設置し，これらに挟まれた法計測要領の有効性検証を行い，これらの結果を踏部分にガイド波を伝搬・多重反射させる，ガイド波

まえて，ガイド波と EMAT の統合化による欠陥寸多重反射エネルギー閉じ込め法により計測性能を大法計測の高度化検討を行った．さらに，計測実験で幅に向上できることを検証した．具体的には，検出収集したデータを基に，配管減肉寸法予測法を検討

感度について，直管で約 5.5 倍，エルボ管で約 1.5

し，減肉進展予測コードを改良整備し，運転中モニ倍向上することを確認した．また，検出可能欠陥断タリング法を検証した．

面率についても，通常のガイド波計測で 1.18% 以上

具体的成果は下記の a ～ f の 6 項に集約され，これらの中，a 項は既に本事業の中で日本非破壊検査（8）

協会規格 に反映されており，他の 5 つの項目につ
（9）
（10）
,

いても日本機会学会発電用設備規格への諸成となるのに対し，多重反射エネルギー閉じ込め法では 0.44% 以上となった．
ｃ . ガイド波によるエルボ管における減肉欠陥の検
出性能評価

果反映に際しての基礎情報，および国がこれを検証

エルボ配管では，2 本の溶接線とエルボを原因とする際の情報として活用されることが期待される．

する不要信号が発生し , 直管に比べ検出が困難にな

ａ . 世界的 2 方式によるガイド波手法の有効性検証る．これを，過去のデータとの差分計測を行うこと

ガイド波手法による配管計測で，配管の周方向ににより，溶接線近傍の減肉でも，直管に比べ感度は巻いて設置するリング型センサとして，世界的に用

1/4 ～ 1/5 に減少するものの，検出は十分に可能でいられている圧電型リングセンサと磁わい型リングあることを明らかにした．また，エルボの通常検査部位に導入した減肉欠陥の詳細検出実験とシミュ
レーション解析により，ガイド波の周波数を適切に変化させることでエルボの腹側と背側の減肉を選択
的に高感度で検出できることを確認した．このことは，ティーやレデューサ等の複雑形状部においても，
ガイド波の伝搬状況をシミュレーションにより可視化し，測定対象部位で適切な周波数を選定することで，高い検出感度を得られる可能性を示唆している．
ｄ . EMAT による配管減肉定点監視法性能評価
配 管 減 肉 の 状 態 監 視 を， 断 熱 材 下 に 常 設 し た
EMAT で行うことを念頭に，超音波厚さ測定器と同等の厚さ測定分解能 0.1mm 以下を適切な測定時間で実現するための測定方法，信号処理方法を提案
し， こ れ が 実 現 で き る こ と を 確 認 し た． ま た，
EMAT 固有の周波数帯域を積極的に利用すること
で測定時間を数十分の一に短縮できること，同期検波技術を活用することで，超音波探傷試験（UT）と同程度の厚さ測定分解能を実現できることを確認

図5

世界的２方式での断面欠損率と検出信号振幅の関係

した．あわせて，減肉形状や減肉面の鱗片模様につ325

いて様々な減肉様態を模擬した試験体に対するシｆ . EMAT/ ガイド波統合減肉監視システムの検証

ミュレーション解析と実験を行い，測定可能な減肉

このシステムは，ガイド波を用いて配管の広い範形状と EMAT の形状に相関があることを確認した．

囲で漏れなくスクリーニングし検査範囲を絞り込ん

このことと，実機火力プラントでの EMAT によるだ後に，EMAT による詳細な板厚計測を行うもの

配管減肉の測定性能評価結果（図 6 参照）とあわせである．これについて，模擬 FAC を導入した配管て，EMAT によるオリフィス下流の定点監視法にに対するガイド波と EMAT による計測実験を通しより，現在使用されている UT と同等の測定精度でてガイド波による減肉計測の合理性を確認するととの計測監視が可能であることが確認できた．

もに，本研究で構築したガイド波シミュレータによ

ｅ . 減肉進展予測評価を導入した配管減肉運転中モる減肉領域解析と計測実験により監視対象の絞り込

ニタリング法の提案

みが有効であることを検証した（図 7 参照）．あわ

系統条件に起因した配管内の偏流効果や減肉面粗せて，配管表面の励起信号からの反射波形を解析す

さによる減肉の局所的な進展を扱える減肉進展予測ることによる軸方向減肉位置および減肉幅の検出可

コード整備と，ガイド波および EMAT 運転中モニ能性の確認，EMAT の定点配置に関するデータベー

タリングの組み合わせによる検査の迅速化・最適化

スを整備した．これにより，配管減肉を広い範囲をのための技術情報のデータベース構築が基本であ

高速で，かつ必要に応じて詳細に監視することが可る．これにより，EMAT 運転中モニタリングの測能となる．

定代表点の選定やガイド波の広中域モニタリングの検査対象箇所の選定が可能となる．また，定検時の全数検査結果を用いて適正に配置した EMAT デー
タを，統計的手法により補間し減肉寸法予測することで，代表点での EMAT による運転中モニタリン
グの局所監視性を向上させることができる．

a . 開口幅 30mm 深さ 1mm

a . 測定箇所

b . 開口幅 60mm 深さ 1mm
b . 測定結果
図６

オリフィス下流の測定点での EMAT による測定

図7

周波数別の振幅値の実験値と理論計算値との比較例（全周減肉の場合）

3262）劣化発生・進展状況把握のための検査技術評価に関する研究本研究では，原子力発電所の容器・配管の異種材料
継手部に用いられているニッケル基合金溶接部に発生し得る応力腐食割れ（Stress Corrosion Cracking : SCC）
を高感度，高精度で検出，サイジングすることを意図した非破壊検査技術の妥当性評価に関する 2 件と，原子炉格納容器内で用いられている安全系ケー
ブル絶縁材のプラントの高経年化により進展する絶縁性の劣化を高感度，高精度で測定することを意図した診断技術の妥当性検証に関する 1 件の，計 3 件の研究が実施された．
①高調波を用いた高散乱ニッケル基合金溶接部粒界

図８

SCC 深さの超音波測定と切断実測値の比較

型応力腐食割れ（IGSCC）の非破壊評価法に関する
BWR 炉内構造物検査や PWR 原子炉容器ノズル溶研究
SCC からの高調波を接触法および水浸法，なら接部の内面検査にも適用可能であると考えられる．

びに単独および複数探触子を用いて受信 ･ 画像化す

② 3 次元超音波探傷法によるニッケル基合金溶接部ることで良い精度で深さを測定できること，さらにSCC の高精度サイジングに関する研究

フェーズドアレイ探触子を用いる高調波測定が可能であることを検証した．

SCC 付与試験体を用いた，検査不可能箇所を想定した探傷試験での 3 次元超音波探傷法の検出性お具体的成果は以下のとおりで，事業者が今後非線

よび深さサイジング性の検証と，SCC 試験体に高形超音波探傷法を開発し，日本電気協会電気技術規

温用マトリックスアレイ探触子を適用した探傷試験（11）に追加記載する際に，その技術的妥当性を国での，運転中モニタリング可能性の検証を行った．

が評価するためのデータとして活用されることが期

さらに，高温用マトリックスアレイ探触子を適用す待される．

ることにより，運転中のき裂進展モニタリングに適

ａ . ニッケル基合金溶接部粒界型応力腐食割れ用可能である見通しを得た．

定（IGSCC）のサイジング精度向上

具体的成果は下記の a ～ c の 3 項に集約され，a. 項管台セーフエンドおよびそれを模擬したバタリン

は，事業者が今後非線形超音波探傷法を開発し，日グ部を持つ平板に人工 IGSCC を導入した試験体に，

本電気協会電気技術規定（11）に追加記載する際，ま大振幅正弦波バースト波を入射し，IGSCC からの散た b. 項と c. 項については，事業者がその技術を使乱波に含まれる入射周波数の整数倍周波数を持つ高用する際に，ともにその技術的妥当性を国が評価す

調波の振幅信号を用いて IGSCC を画像化する技術

るためのデータとして活用されることが期待されで，その深さを切断測定値に対し± 3mm 以内の誤る．

差で測定できることを明らかにした．また，安全弁

ａ . 3 次元超音波探傷法によるニッケル基合金溶接

管台および本事業で制作した異種材料継手溶接部に部 SCC サイジング技術の確立導入した SCC に対しては，± 3mm 程度の誤差で組織異方性に起因するノイズに効果があり，欠陥SCC 深さを画像化し測定できることを確認した（図検出・寸法評価の高分解能の達成に有効と考えられ

8 参照）．この高調波法は，従来超音波法と異なり音る開口合成 3 次元超音波探傷法について，SCC の

響インピーダンス差を利用しないので，粗大結晶粒

深さサイジングの可能性と精度に着目し，その検査界で発生する粒界散乱波の影響を受けず，SCC と溶技術を整備し，従来探傷法や現行の斜角フェーズド

接ビード部を誤認する危険性が少ないという長所がアレイ探傷法との比較を通して，これを検証した．

ある．これに加えて，この研究で，斜角入射高調波

その結果，従来法では深さサイジング不可能な箇所を用いると SCC 全体像を明瞭に画像化できること（溶接線直交欠陥）も深さサイジングが可能である

や SCC 面側からの水浸高調波法でも SCC の評価がこと，また周方向欠陥および溶接線直交欠陥（軸方可能であることも確認できたことから，この方法は向欠陥）は，共に従来法より良い精度で深さ測定可327

探触子を走査せずに欠陥の形状等を画像化できる
特徴を生かして，SCC が検出され，次回定検や補修実施までの比較的短時間の高温・定点継続監視が必要となる場合を想定し，高温用マトリックスアレ
イ探触子の開発・試験を行った．その結果，例えば200℃に加熱された SCC 付与試験体において，SCC
開口部と先端部の B スキャン像における画像化とD スキャン像における SCC 形状の映像化を達成するとともに，分解能向上の課題を明らかにした．まa . 斜方向からの探傷の概念

た，300℃の電気炉の中でも EDM 欠陥試験体に取り付けた斜角探触子による探傷試験を行い，常温の場合と変化のない画像化結果を得ることができた．
③マイクロ波検出技術（12）を用いた高分子材料への放射線照射による経年劣化測定技術に関する研究
改良型マイクロ波誘電吸収測定装置（空洞共振器）を用いたケーブル絶縁材の非破壊経年劣化測定技術の実機適用に向けた改良と，当技術の妥当性確認の基盤となるケーブル絶縁材料の熱や放射線による劣化メカニズムと誘電損失の関連の解明を行った．
具体的成果は下記の a ～ c の 3 項に集約され，いずれも，ケーブル評価試験に係る指針（12）の今後の改訂に際し，その技術の妥当性を国が評価するため

b . 欠陥検出画像と長さサイジング性
図9

構造上の接近困難性による探傷不可範囲の低減の情報として活用されることが期待される．
ａ . マイクロ波検出技術を用いた高分子材料経年劣化の電気的特性測定技術の確立
高分子材料の劣化による材料の誘電率の変化を高精度で測定する手法に関し，その技術的妥当性の確能であることが明らかになった．

認のため X-band（9GHz）マイクロ波誘電吸収測定

ｂ . 3 次元超音波探傷法による探傷不可範囲の低減

装置（空洞共振器）の開発や測定法の改良を実施し，技術の検証

ポリエチレン，エチレン・ポリプロピレン（EP）

3 次元超音波探傷法の特徴を生かして，真正面かゴムの，種々の劣化条件試料について，共振周波数

らずれた方向から探傷することで，ニッケル基合金と熱劣化の進行との相関や共振周波数の変化量と破異材溶接部の探傷不可能範囲（図 9 a 参照）を減少

断時の伸びとの相関を調査し，いずれも良好な相関させる探傷手法の検討と検証試験を行った．その結性を持つことが確認できた．

果，例えば開口部長さ 25mm・最大深さ 15mm のｂ . マイクロ波検出技術を用いたケーブルの非破壊

EDM 欠陥に対して，45°等距離走査の場合は，長的経年劣化測定技術の確立

さサイジングは真正面から±約 30°まで（図 9 b 参

X-band お よ び 測 定 精 度 向 上 を 図 っ た K-band照），深さサイジングは真正面から±約 60°の範囲（24GHz）マイクロ波測定装置による，導体を含まで正確に行われることが判った．さらに，SCC 付

ない熱劣化 EP ゴムケーブルで得られた成果を踏ま与試験片に対して同様の試験を行った結果，長さサ

え，Q-band（43GHz）マイクロ波測定装置およびイジングに関しては -40°～ 40°程度の範囲，また深接触診断形式の測定を可能とするピンホール型空洞

さサイジングに関しては，90°程度の範囲でほぼ正共振器を作製し，導体を含むケーブル試料に対するしい値が得られることを確認した．

高精度手法としての実機適用性を検証した．また，

ｃ . 運転中における定点・継続高温モニタリングへ実機適用を念頭に小型軽量化を行い（図 10 参照），の適用性評価日本原子力研究開発機構原子炉廃止措置研究セン

328

マイクロ波空洞共振器

歴および応力・ひずみ状態を明らかにし，施工健全性に及ぼす溶接施工条件の影響および施工安全裕度を定量的に評価した．補修溶接部の再供用における信 頼 性 評 価 で は， 補 修 後 の 690 合 金 溶 接 部 の 耐
PWSCC 性および結晶方位解析に基づく SCC 発生と金属組織の相関の評価を実施するとともに，微視的材質不均一に起因した結晶組織レベルの応力・ひずみ場を評価・確認する手法を確立し，SCC 発生
特性・裕度についてミクロ応力に注目した評価を行った．また，補修溶接の実機適用における施工健

電源部

図 10

マイクロ波回路部

Q-band（43GHz）マイクロ波測定システム

全性および再供用信頼性の検証では，本研究を通して妥当性を実証した個々の補修プロセスを実施工に適用した際の，施工安全性と耐食安全性が担保されることの検証を目的として，補修溶接実機適用モッターおよび関西電力火力センター内において動作性の検証を行うとともに，実用化に向けた改良のためクアップ試験を実施した．
具体的成果は下記の a ～ c の 3 項に集約され，いずの情報を収集した．

（15）
れも，日本機械学会発電用原子力設備維持規格（14）ｃ . マイクロ波検出技術に基づく高分子材料経年劣等への諸成果反映に際しての基礎的知見を与えると化に係る健全性余裕度評価法の提案

ともに，国が規制基準として技術的妥当性を評価す

最も代表的な高密度ポリエチレン（HDPE）につる際の情報としての活用が期待される．

いて，酸化劣化構造ならびに添加物分析により，約ａ . 補修溶接健全性技術指針の材料学的・力学的要20 種の候補物質を選別し，それらの光誘起酸化反件および施工安全裕度の評価技術の確立

応による分光分析・マイクロ波吸収周波数シフトのニッケル基 690 合金の溶接部健全性の一層の向上

同時計測を行った．その結果，HDPE 中に添加さを図るための耐溶接割れ性の材料学的指標は以下のれた酸化防止剤の消失特性とマイクロ波誘電吸収特とおりである．

性との間に強い相関があることを確認した．これを⑴不純物元素の低減 : 延性低下割れを誘発する原因

もとに，絶縁材中に含まれる酸化防止剤の消費に伴となる P, S 含有量を P+1.2S ＜ 30ppm の範囲に制うマイクロ波吸収周波数の変化の高感度計測によ限する（図 11 参照）．

り，絶縁材料母材の酸化劣化進行に伴う劣化進行度⑵微量添加元素の活用 : 溶接金属への Ce 添加量を合いを確認・予測し，健全性に係る余裕評価を行う

P,S 含有量との関係で 0.22 ＜ Ce/（P+S）＜ 1.1 の範

方法および適用上の参考情報を整理した．

囲に制御することにより，延性低下割れを効果的に

3）溶接補修技術に関する研究

抑制し，かつ，凝固割れや液化割れも防止できる．

本研究は高経年化 PWR プラントの溶接補修用材料として広く使用されるニッケル基 690 合金を用いきく分けて，
補修溶接施工条件に応じた健全性評価，
補修溶接部の再供用における信頼性評価ならびに補修溶接の実機適用における施工健全性，および再供用信頼性の検証の 3 つである．
補修溶接施工条件に応じた健全性評価では，690
合金溶接部および 690 合金 /SUS316L 異材溶接部における溶接施工健全性を確保するため，微量・不純物元素の含有量に着目した溶接割れ試験を実施し，溶接施工健全性が担保できる材料的要件を明確にした．あわせて，690 合金多層盛溶接部における熱履

600
延性低下割れ感受性（延性
低下温度範囲）（K）

た補修溶接技術に関するものである．その課題は大

500
400

690合金溶接金属
P,S変量材
実丸：割れ発生
空丸：割れなし

300
市販材

200
100
0

割れなし

実験溶解材
割れ発生
割れ発生防止条件（実施工時）～30ppm

10 20 30 40 50 60 70
溶接金属中の（P＋1.2S）量（ppm）

80

図 11 施工健全性を担保するための不純物元素の規制基準

329

表2

各種合金溶接部の PWSCC 試験結果

また，溶接割れ発生の危険度に対する施工安全裕

実機プラント（原子炉容器出入口管台）を模擬し度に係る力学的負荷指標として，690 合金多層盛溶

た 4 つのモックアップ試験により，耐溶接割れ性と接部における DTR 塑性ひずみ指標を定義し，これ

補修溶接部の耐 PWSCC 性を評価した．その結果，に基づき，溶接施工条件による施工安全性および安いずれのモックアップ試験体においても，溶接施工

全裕度を評価できる方法（溶接割れ発生の危険度評時において溶接不良や溶接割れの発生は認められ価）を確立した．さらには，レーザ溶接ではアークず，その健全性が確認された．これは，溶接施工安溶接に比べ施工安全裕度が大きいことも明らかにし全裕度評価によっても裏付けられた．また，SSRT

た．

試験で SCC の発生が確認されなかったことから，

ｂ . 補修溶接部の再使用における信頼性検証評価

補修後再使用時の長期信頼性も確保できていること

データおよび SCC 発生予測技術の整備が明らかになった（図 12 参照）．

各種 690 合金溶接部の耐 PWSCC 性を評価，結4）主要構築物の劣化に関する研究

晶組織オーダーの微視的材質不均質を考慮した溶接本研究では，原子力発電所の鉄筋コンクリート構部のミクロ応力・ひずみ場解析により，SCC の発

造物の耐久性評価確認のための技術基盤の整備の一

生部位と金属組織の相関性を明らかにした．これら環として，ひび割れの発生したコンクリートでの鉄の結果に基づき，690 合金補修溶接部においては，筋腐食に着目し，鉄筋コンクリート試験体を用いた，

SCC の 発 生 が 最 も 危 惧 さ れ る 部 位 に お い て も，

中性化および塩分浸透に因る鉄筋腐食実験を行いそSCC 発生は無く，再使用時の補修溶接部の信頼性の進展挙動データの収集，およびこれをもとにしたが担保されることを明らかにした．あわせて，試験腐食進展評価式の導出等，耐久性評価法に関する調に関連して以下の基礎的知見を得た．

査・検討を行った．また，ひび割れ内部への中性化⑴ IGSCC 加速試験法 : コロイダルシリカによる化進展予測式の精緻化の一環として，数値流体力学

学腐食研磨処理は IGSCC 加速試験法として有効で（CFD）解析による風の中性化への影響評価を行っ

ある．

た．

⑵耐 PWSCC 性の検証 : 各種合金溶接部に対する具体的成果は下記のａ～ｃ 3 項に集約され，いずPWSCC 試験（SSRT 試験および U ベンド試験）でれも，定期安全レビューの一環として実施されていは，600 合金では SCC 発生が認められたが，690 合る，原子力発電所内建屋の耐久性評価法（一次評価

金では SCC の発生は確認されなかった（表 2 参照）．

および二次評価）のひび割れが生じた場合の技術評

ｃ . 補修溶接の実機適用における施工健全性および価に係る，原子力安全基盤機構の高経年化技術評価

再供用時の長期信頼性のモックアップ検証データの審査マニュアル（16）への諸成果の反映に際しての基整備

礎情報としての活用が期待される．

330

管内面側（（a），
（b））

(a)

(b)

(c)

(d)

Ce入り690合金肉

SFVQ2ASUSF316ステンレス鋼クラッド
600系Ni基合金
溶接部

SCC試験片採取部位

試料裏面（管内面より内部側：（c），（d））
a . SCC 試験編採取部位
図 12

b . SCC 試験後の試料表面状況
モックアップ試験体溶接金属の SCC 試験結果

ａ . ひび割れによる鉄筋腐食を考慮したコンクリー

Ds : ひび割れに沿った中性化深さ（mm）

ト構造部材の力学的性能劣化評価法の提案

t   : 経過時間（年）

ひび割れの発生した鉄筋コンクリート供試体を対象にした，海風による塩分飛来を想定した腐食促進

a, b はコンクリートの水セメント比，ひび割れ幅の関数として定義．

試験で，ひび割れ近傍の鉄筋腐食状態（鉄筋腐食率）

また，水セメント比が小さい試験体（高強度コンを調査し，基礎データを収集するとともに，その結クリートの試験体）ほど中性化速度（ひび割れ面に果と鉄筋のみが腐食環境下に曝される場合の腐食進沿った深さ方向への中性化速度）は大きいことや，

行速度（降伏強度低下程度）を比較することにより，ひび割れ幅が 0.1 ～ 0.5mm と非常に小さい場合，基本となるひび割れのあるコンクリート中にある鉄外部からひび割れ内部への二酸化炭素の浸入が濃度筋の降伏強度低下率の下記算定式を導出した．

差による拡散によるもので，浸入した二酸化炭素は

Pwc＝0.92×n×wc×α

コンクリートひび割れ側面に吸収されるという想定（%）

c. コンクリート構造物のひび割れ内部への塩化物イ

		Pwc :	ひび割れ幅 w（mm）の降伏強度低下率cの妥当性が確認された．

wc: ひび割れ幅（mm:		 n :	自然暴露時間（年），オン浸透予測式の提案≦ 0.48）

ひび割れの発生した鉄筋コンクリート供試体を対		 α :	汀線からの距離による低減係数

象に，海風による塩分飛来および海水干満による浸b. コンクリート構造物のひび割れ内部の中性化予積を模擬した，塩水噴霧および塩水浸積による腐食測式の提案

促進試験を行い，鉄筋位置での塩化物イオン濃度をコンクリート中のひび割れを模した空隙を有する調査した．その結果，ひび割れ内部の塩化物イオン

コンクリート供試体を用いた中性化促進試験により濃度は，浸積状態ではひび割れ幅に関係なく，外部

基礎データを収集するとともに，その結果をもとに，（ひび割れが発生している表面）位置での濃度とほコンクリート構造物中にひび割れが発生している場

ぼ同じであるのに対し，飛来塩分を受ける状況では，合のひび割れ内部への中性化に関する下記の予測式

ひび割れ内部の塩化物イオン濃度比（ひび割れ内部を導出した．

塩分濃度／外部塩分濃度）はひび割れ幅にほぼ比例

Ds＝0.8・a・t b

して増加し，ひび割れ幅がおよそ 0.3mm 以上ではここで，外部濃度の 1.5 倍で一定とすれば安全側となること

331が明らかになった（図 13 参照）
．

結言

5.

謝辞
平成 18 年度以来この 5 年間の福井クラスタの事
業の遂行にあたっての研究実施機関・研究者各位の平成 22 年度は当事業の当初目論見の 5 年計画の

ご努力・ご協力に感謝いたします．また，この間検最終年度として，「評価指針や技術基準の素案策定

討委員会主査として的確なご指導・ご助言を頂戴しを念頭に，より実用性の高い研究成果の達成を目指ました，大阪大学柴田俊夫名誉教授ならびに大阪大す」という本事業の最終目的に沿った成果の取り纏学西本和俊教授に，この場をお借りして感謝の意をめが全クラスタ共通の大きな課題であった．福井ク

表します．

ラスタにおいては，ここに報告したように，研究実
施機関・研究者各位の精力的な努力，検討委員会委

文献

員各位のご指導・ご協力により，この課題に円滑かつ適切に対処でき，所期の成果が達成され，原子力（１）	藤村公也 , 渡海親衛 , 藤堂二彦 ,“福井地域を基発電プラントの高経年化に係る安全規制の高度化に盤とした近畿圏連携による高経年化対策強化基貢献できるものと評価している．INSS としても，盤整備事業の実施報告”, INSS JOURNAL,

複数の研究実施機関が共通の目標の下に，各機関のVol. 15, p. 345（2008）.

社会的役割である，人材育成，研究意欲の増進，技	藤村公也 , 渡海親衛 , 藤堂二彦 ,“福井地域を基（２）術シーズ開発等に適切に配慮しながら事業を遂行す盤とした近畿圏連携による高経年化対策強化基るという，コンソーシアム型研究事業の企画・推進

盤整備事業の実施報告”（平成 20 年度）, INSSに係る組織力の向上を図ることができたと考えてい

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る．

	藤村公也 , 渡海親衛 , 藤堂二彦 ,“福井地域を基（３）盤とした近畿圏連携による高経年化対策強化基盤整備事業の実施報告”（平成 21 年度）, INSSJOURNAL, Vol. 17, p. 317（2010）.
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