205

リスク情報を用いた配管溶接部の安全上重要度評価手法の再構成による原子力発電所安全性の効率的向上
Efficient Improvement of Nuclear Power Plant Safety by Reorganization of Risk-Informed
Safety Importance Evaluation Methods for Piping Welded Portions＊
入江 隆（Takashi Irie）

花房 英光（Hidemitsu Hanafusa）＊

須山 健（Takeshi Suyama）＊

諸田 秀嗣（Hidetsugu Morota）†

小島

水野重雄（Sigeo Kojima）†義信（Yoshinobu Mizuno）†

要約 本研究では，原子力発電所の運転と保全にとって重要な配管溶接部の安全上重要度評価にリスク情報を活用した．リスク情報を用いた配管溶接部の安全上重要度評価手法には，a米国機械学会（ASME）が開発した手法と，s米国電力研究所（EPRI）が開発した手法がある．両手法ともそれぞれ長所と欠点があるので，各手法の要素を組み合わせ，劣化メカニズムができるだけ客観的に評価でき，またプラント安全性が効率的に向上できる手法を再構成した．配管破断確率については，疲労に関しては確率論的破壊力学評価で決め，疲労以外については劣化メカニズムを識別した後に代表的な確率値を与えるとともに，プラントへの影響評価については確率論的安全評価（PSA）により条件付き炉心損傷確率を求めるのが最も客観的で効率も良い方法である．
この手法によって解析した結果，安全上重要な箇所に検査を集中することで，「JEAC-4205軽水型原子力発電所用機器の供用期間中検査」に従って決められる検査対象配管区画数の約220区画を約1/4に減らしながら，検査対象配管区画の破断が寄与するリスクの全リスクに対する割合を80％から95％に増加でき，安全性が効率的に向上できることが分かった．また，従来検査対象になっていた安全注入系配管は，検査が減少するか不要になり，従来検査対象外であった主給水系および主蒸気系の一部の区画の配管検査が必要であることが分かった．
キーワード

原子力発電所，プラント安全性，配管溶接部，配管破断確率，安全上重要度，確率論的安全評価，確率論的破壊力学，供用期間中検査Abstract
In this work, risk information was used to evaluate the safety importance of piping welded
portions which were important for plant operation and maintenance of nuclear power plants. There are twotypes of risk-informed safety importance evaluation methods, namely the ASME method and the EPRI
method. Since both methods have advantages and disadvantages, elements of each method were combinedand reorganized. Considerations included whether the degradation mechanisms would be objectively
evaluated and whether plant safety would be efficiently improved. The most objective and efficient method
was as follows. Piping failure potential is quantitatively and objectively evaluated for fatigue withprobabilistic fracture mechanics (PFM) and for other degradation mechanisms with empirical failure rates,
and conditional core damage probability (CCDP) is calculated with PSA. This method reduces the inspected
segment numbers to 1/4 of the deterministic method and increases the ratio of risk, which is covered by theinspected segments, to total risk from 80% of the deterministic method to 95%. Piping inspection numbers
decreased for safety injection systems that were required the inspections by the deterministic method.
Piping inspections were required for part of main feed water and main steam systems that were not required
the inspections by the deterministic method.
Keywords

nuclear power plant, plant safety, piping welded portion, piping failure potential, safety importance,
probabilistic safety assessment (PSA), probabilistic fracture mechanics (PFM), inservice inspection＊（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所† コンピュータソフト開発（株）

206

1． はじめにく規制へ移行していくことを明らかにした．こういう動きの中で，PSAが供用期間中試験（IST），品質保IAEAでは，原子力安全目標を，「放射線に関する証，技術仕様書，供用期間中検査（ISI）の見直しに危険からの効果的な防護を確立し，維持することで応用されるようになり，1998年にはそれらのための個人，社会と環境を守ること」aとしている．現状の規制ガイドラインも発行された．

原子力発電所は安全を守るために，多重防護等の決

日本においても，平成10年版の原子力安全白書sで，定論的手法で設計・運転されている．これに対し，安全目標の策定が課題として明記され現在も検討中

原子炉におけるリスクを定量的に評価するための確であり，発電設備技術検査協会においても，供用期率論的手法が検討されてきた．

間中検査と供用期間中試験の計画立案にリスク情報

米国において，確率論的安全評価（PSA）が原子力を活用するためのガイドライン案を作成しており d，発電所に初めて適用されたのは，1975年のラスムッ

原子力分野における各種の意志決定にリスク情報がセン報告（WASH-1400）である．その後，1979年に活用される方向にあると言える．

発生したTMI事故のシナリオがWASH-1400に既に含その中で，原子力発電所の運転管理にとって重要まれていたことが分かり，PSAが注目されるようにななISIへリスク情報を活用する方法については，った．その後PSA技術の発展に伴い，リスクに対するASME手法とEPRI手法がある．両手法は長所と欠点

米国原子力規制委員会（NRC）と産業界の双方の理があるので，それぞれの要素を組み合わせて，劣化解が進み，現行規制に過度に保守的な部分もあるこ

メカニズムができるだけ客観的に評価でき，効率的とが認識された．NRCは「PRA手法の活用に関するにプラントの安全性が向上できる手法を再構成した．

政策声明書」を1995年に公表し，リスク情報に基づ

2． ASME手法とその問題点
配管溶接部の区分（セグメント）

配管破断によるプラントへの直接的影響評価
PSAによる定量評価

配管の破断確率評価

配管破断によるリスク（炉心損傷頻度）評価

安全上重要度で配管溶接部に順位付け

図１

・疲労については確率論的破壊力学（PFM）で評価
・疲労以外は専門家パネルで評価

ASME手法による配管溶接部の安全上重要度評価手順 d，f，g

リスク情報を用いた配管溶接部の安全上重要度評

配管破断確率は，疲労については確率論的破壊力

価に際しては，図１のように先ず配管溶接部をセグ学（PFM）hで評価し，それ以外はPSA，運転，保修，メント（配管区画）に区分する．複数の溶接部につ設計，安全解析，ISI，非破壊検査，材料・応力の専いて，同じ劣化メカニズムが作用したり，破損した門家による専門家パネルで評価する．しかしながら，ときのプラントへの影響が同じ場合，それらをまと日本国内の52基の軽水型原子力発電所の配管破断確めて評価できるので，その複数の溶接部のある配管率の評価をするときに，常に同じレベルの専門家をの区分をセグメントと呼ぶ．

集めるのは困難が伴い，専門家の知識，経験の違い

評価の主要ステップは，a配管破断の確率値またで，評価結果が変わる可能性があると言う問題点がは可能性評価，s配管破断によるプラントへの影響ある．次に，配管破断によるプラントへの影響は，評価，およびda，sの評価結果を使った，配管破個別プラント評価（IPE）のモデルを活用し，PSAで断によるリスクおよび安全上重要度評価の３段階に配管が破断したという条件の下での炉心損傷確率を分けられる．ASME手法fは，この３段階とも全て定求める．これらの配管破断確率と条件付き炉心損傷量的に評価するものである．

確率を掛け合わせて，炉心損傷頻度と，安全上重要207度の指標であるリスク低減価値（RRW）を求め，高いものを検査対象とする．

RRWでセグメントの順位付けをしてd，f，g，順位の3． EPRI手法とその問題点スコープの決定

配管破断時のプラントへの影響評価

影響を高，中，低に３区分

配管破断の可能性評価

リスクカテゴリ決定

劣化メカニズムを識別し、破断可能性を高，中，低に３区分

リスク高，中，低に３区分
検査箇所の調整検査箇所と方法の決定

モニタリングの実施

リスクへの影響評価

図２

EPRI手法による配管溶接部の安全上重要度評価手順

一方，EPRI手法 jは，発電所員にも評価できるよ

統の数でプラントへの影響の高，中，低に３区分すうに，a配管破断の可能性，s配管破断時のプランる．これらの結果から表４のリスクマトリックスをトへの影響評価および，dこれらを掛け合わせたリ作成し，各配管セグメントの安全上重要度を３区分

スク評価をいずれも，定性的に高，中，低に３区分する．この手法の問題点としては，配管破断の可能するものであり，リスクの高，中に区分されるセグ性評価に米国の配管破損実績データが使われており，メントを検査対象にする．

これがそのまま日本に当てはめられるかどうかは実配管破断の可能性は，表１に示す予め定めた評価証されていない．また，定性区分をするときに，安項目で劣化メカニズムを客観的に識別し，表２に基全上重要な区分の特徴を包絡するよう広めに区分す

づき劣化メカニズムによって破断の可能性を３区分る傾向にあり，保守的な評価になっていると考えらする．またプラントへの影響評価も，表３に基づきれる．

起因事象の種類や，緩和系をバックアップできる系
表１

劣化メカニズム評価ワークシート（例）検討結果
N/C：考慮せず
N/A：該当せず

配管セグメントNo.:RCS分岐配管（RCS-4A〜4D, 5A〜5D他）
熱成層，サイクリング，ストライピング（Thermal stratification, Cycling, Striping）
No.

検討項目

TASCS-1

NPS（Nominal Pipe Size）＞1 inchか？，and
配管敷設角度＜45°（水平状態から）垂直配管へのElbow，Teeの接続を含むか？，and
高，低温流体が混合する部位へ接続する配管で低流速の可能性があるか？，or
高，低温流体が混合するバルブ部で漏洩（外部漏洩，内部漏洩）の可能性があるか？，or
高温源へ接続し，dead-end-pipe-section状態にあって対流加熱の可能性があるか？，or

TASCS-2
TASCS-3-1
TASCS-3-2
TASCS-3-3

結論：本劣化メカニズムは生じる可能性がある

YES

NO

N/C

N/A

208

表２

劣化メカニズムによる配管破断可能性区分

配管破断の可能性
カテゴリ

発生する可能性のある劣化メカニズム

高（HIGH）

エロージョン・コロージョン

中（MEDIUM）

疲労，熱成層，応力腐食割れ，局所腐食，エロージョン−
キャビテーション低（LOW）

劣化メカニズムなし

表３

影響評価区分表影響を受けるシステム
0.00.5

バックアップシステム指数
2.5
2.0
1.0
1.5

3.0

≧3.5

通年

HIGH

HIGH

HIGH

HIGH

MEDIUM MEDIUM

LOW

LOW

試験間隔（1回／月から3月）

HIGH

HIGH

HIGH

MEDIUM MEDIUM

LOW

LOW

LOW

長期AOT（≦1週間）

HIGH

HIGH

MEDIUM MEDIUM

LOW

LOW

LOW

LOW

短期AOT（≦1日）

HIGH

MEDIUM MEDIUM

LOW

LOW

LOW

LOW

LOW

通年

HIGH

HIGH

HIGH

MEDIUM MEDIUM

試験間隔（1回／月から3月）

HIGH

HIGH

MEDIUM MEDIUM

長期AOT（≦1週間）

HIGH

MEDIUM MEDIUM

作動要求頻度 作動要求時の使用不能時間
設計基準
事象：2

設計基準
事象：3

表４

LOW

LOW

LOW

LOW

LOW

LOWLOW

LOW

LOW

LOW

LOW

LOW

リスクマトリックス
配管破断の影響

配管破断の可能性
カテゴリ

NONE

LOW

MEDIUM

HIGH

HIGH
エロージョン・コロージョン

LOW
カテゴリ7

MEDIUM
カテゴリ5

HIGH
カテゴリ3

HIGH
カテゴリ1

MEDIUM
その他の劣化メカニズム

LOW
カテゴリ7

LOW
カテゴリ6

MEDIUM
カテゴリ5

HIGH
カテゴリ2

LOW
劣化メカニズムなし

LOW
カテゴリ7

LOW
カテゴリ7

LOW
カテゴリ6

MEDIUM
カテゴリ4

4． 組み合わせ手法

識・経験の違いによる評価結果の変動の可能性と，EPRI手法における定性評価の保守性の問題を解決す

以上，ASME手法による定量評価と，EPRI手法にるために，表５に示すように両手法を組み合わせてよる定性評価にはそれぞれ長所，欠点がある．また，三つのケースを考えた．まず組合せケース１は，EPRI手法の手順書 jでは，定性的な評価手法の代わ

EPRIオリジナル手法の内，プラントへの影響評価をりに，プラントへの影響評価区分を得るのにPSAで条PSAで一旦条件付き炉心損傷確率（CCDP）を求めて，件付き炉心損傷確率を計算するオプションも与える

それを数値によって表６でHIGH，MEDIUM，LOWべきとしており，実際Braidwood-1/ 2やByron-1/ 2ではに３区分するもので，一部定量評価をするようになEPRI手法をベースにしながらも，配管破断による影っている．次に組合せケース２は，配管破断の可能

響評価は表３の影響評価区分表を使うのではなく，性評価で劣化メカニズムを識別した後，高中低の３PSAで一旦条件付き炉心損傷確率を求めてその値によ

区分のそれぞれに，代表的な破断確率の数値を与えり表６で影響カテゴリーのHIGH，MEDIUM，LOWるもので表７にその例を示す．プラントへの影響評に区分する方法を採っている．このような例を参考

価は，PSAにより条件付き炉心損傷確率を求めて，そに，ASME手法における専門家パネルのメンバーの知のままにしておき，安全上重要度の定量的評価に使209う．これはほとんど定量評価になっている．また組

破断可能性３区分のそれぞれに代表的な破断確率値合せケース３は，ASME手法に近いケースで，疲労を与えるものである．その他の評価ステップは組合については，PFMで評価し，それ以外は組合せケー

せケース２と同じで，これは可能な限り定量評価をス２と同様に，専門家パネルの代わりに劣化メカニするようにしたケースである．

ズムにより区分したHIGH，MEDIUM，LOWの配管
表５

評価ケースの組み合わせ
プラントへの影響評価

起因事象発生グループ

緩和系影響グループ

安全上重要な
セグメント選定指標

疲労について確率論的
破壊力学評価，他は専門家パネルによるIPEの結果からCCDPを求める

PSAによりCCDPを求める

RRWによりリスクランキングをする

EPRI手法

劣化メカニズムを識別し破断可能性をHIGH, MEDIUM, LOWに3区分

IPEの結果からCCDPを求め，それから影響カ
テゴリーのHIGH,MEDIUM, LOWに3区分

起因事象の種類，試験間隔，バックアップ出来る緩和系の数等から影響カ
テゴリーのHIGH,MEDIUM, LOWに3区分

リスクマトリックス

組合せケース1

同上同上ケース

配管破断可能性評価

ASME手法

PSAによりCCDPを求め，それから影響カテゴリー
リスクマトリックスのHIGH, MEDIUM, LOWに3区分

組合せケース2

配管破断可能性区分に IPEの結果からCCDPを破断確率値を割り当て求める

PSAによりCCDPを求める

RRWによりリスクランキングをする

組合せケース3

疲労については確率論
IPEの結果からCCDPを的破壊力学評価，他は求める
ケース2と同様

PSAによりCCDPを求める

RRWによりリスクランキングをする

表６

影響カテゴリーとCCDP推定値の対応

影響カテゴリー

対応するCCDPの範囲

HIGH

1E-4＜CCDP

MEDIUM

1E-6＜CCDP≦1E-4

LOW

表７

劣化メカニズムに対応する配管破断頻度

配管破断の発生する可能性のある 配管破断頻度可能性カテゴリ 劣化メカニズム（1／炉・年）高（HIGH）

CCDP≦1E-6
中（MEDIUM）

5．評価ケースによる検査対象セグメン
トの割合比較

低（LOW）

エロージョン・コロージョン
疲労，熱成層，応力
腐食割れ，局所腐食，エロージョン−
キャビテーション劣化メカニズムなし

1.0E-04
1.0E-05
1.0E-06

日本の４ループのPWRプラントで評価したEPRIのが起こったときの影響が大きいので，専門家パネル

オリジナル手法と三つの組合せケース，および米国で保守的に検査対象セグメントにされていて，そのでの二つの評価例について，全セグメント数に対す分の寄与が17％であり，それを除くと検査対象セグる検査対象セグメント数の割合を比較したものを表

メントの割合が20％になり，組合わせケース１，２８に示す．表８で下に行くほど，すなわち定量評価および同３に近い値になる．以上から，定量評価でになるほど検査対象セグメントの割合は小さくなる．

あるMillstone-３での評価結果から，専門家パネルにすなわち，EPRI手法はASME手法に比べると保守的よる保守性を除いた検査対象セグメントの割合になっていることが分かる．ASMEのオリジナル手法（20％）と，本研究の組合せケースのそれを比べてみは定量評価手法であるものの，Millstone-３での評価ると近い値になり，EPRIオリジナル手法をベースに結果は検査対象セグメントの割合が37％と大きい．

しながらも，定量的な手法になるようにした組合せ

この理由は，原子炉冷却材系配管の分岐配管は安全ケース１，２および同３の評価結果はほぼ妥当と考上は重要なセグメントではないが，冷却材喪失事故えられる．

210

表８
プラントの種類

検査対象セグメント数

評価ケース

ANO-2
2ループ

EPRIオリジナル

全セグメント数

検査対象セグメントの割合

4643
1892
（溶接線数） （全溶接線数）

41％43134％EPRIオリジナル

147

組合せケース1

111

26％

組合せケース26615％

組合せケース3

5413％

ASMEオリジナル

96

日本のPWR
4ループプラント

Millstone-3
4ループ

評価ケースによる検査対象セグメントの割合比較

6． 検査対象セグメント数と検査対象セグメントが寄与するリスクの，全リスクに対する割合

259

37％

検査」に従って検査対象セグメントを決めた場合と比べると，検査対象セグメント数は1/3〜1/4に減少し，検査対象セグメントが寄与するリスクの，全リスクに対する割合は逆に95％に増加する．したがって，

次に検査対象セグメント数および，検査対象セグ組合せケース２および同３によって解析した結果でメントが破断した場合の炉心損傷頻度の合計と全セ安全上重要な箇所に検査を集中することで，検査対グメントが破断した場合の炉心損傷頻度の合計の比

象セグメント数を「JEAC-4205軽水型原子力発電所用（以下「検査対象セグメントが寄与するリスクの，全機器の供用期間中検査」に従って決めた約220から約リスクに対する割合」という）についての評価ケー1/4に減らしながら，検査対象セグメントが寄与する

ス間の比較を図３に示す．日本の基準である「JEAC-リスクの，全リスクに対する割合を80％から95％に4205軽水型原子力発電所用機器の供用期間中検査」k増加でき，効率的に安全性が向上できることが分かでは，決定論で原子炉冷却材圧力バウンダリと安全った．

注入系を検査対象セグメントとしており，220箇所になる．また，検査対象セグメントが寄与するリスク

7． 検査対象セグメント数の比較の，全リスクに対する割合は80％になる．一方，PSAを取り入れた組合せケース２および同３では，次に検査対象セグメント数を，原子炉冷却材系，「JEAC-4205軽水型原子力発電所用機器の供用期間中

原子炉冷却材系以外の１次系，および２次系の配管

100

200801506040100502000

水型原子力発電所用機器の供用期間中検査」kとEPRI
検査対象セグメントが寄与するリスクの割合（％）

検査対象セグメント数の大きく三つに分けて，日本の基準の「JEAC-4205軽250

オリジナル手法および組合せケース１〜３を比べてみると，表９のようになる．原子炉冷却材系配管については，リスク情報を取り入れても「JEAC-4205軽水型原子力発電所用機器の供用期間中検査」とあまり変わりはないが，原子炉冷却材系以外の１次系配管である安全注入系配管は，検査が大幅に減少又は不要になる．また，「JEAC-4205軽水型原子力発電所用機器の供用期間中検査」では検査対象外であった

JEAC-4205

組合せケース2
評価ケース

組合せケース3

検査対象セグメント数
検査対象セグメントが寄与するリスクの割合（％）

図３

検査対象セグメント数と，検査対象セグメン
トが寄与するリスクの全リスクに対する割合の評価ケース間での比較

２次系配管の主給水系と，主蒸気系の配管の一部が，リスク情報を取り入れることにより検査が必要になる．全体としては，合計欄で見られるとおり検査対象セグメント数は減少することになる．

211

表９Based Methods to Piping Inservice Inspection Topical

検査対象セグメント数の比較

JEAC 組合せ 組合せ 組合せ EPRI
4205 ケース ケース ケース オリジナル
21330424646
原子炉冷却材系配管 49
原子炉冷却材系以外の1次系配管

8

Report, WCAP-14572, 1996.
g 入江隆，花房英光，諸田秀嗣，小島重雄，志賀章郎，水野義信，町田秀夫， 配管溶接部の安全上重要度評価へのPSAの試験適用 , 原子力学会1999年

16900

2次系配管

024245757

h 花房英光，入江隆，須山健，諸田秀嗣， 確率論的計

218

5466111147

評価手法に基づくPWR高経年時の供用期間中検査

44

春の年会予稿集143.の有効性評価

8． おわりに

Journal of the Institute of Nuclear

Safety System, Vol.8, 186-197 （2001）.
j Jeff Mitman, Revised Risk-Informed Inservice

既存のリスク情報を用いた配管溶接部の安全上重要度評価手法の要素を組み合わせて評価を行い，その内の可能な限り定量評価をするようにした組合せ

Inspection Evaluation Procedure, TR-112657 Rev. B,EPRI, 1999.
k 社団法人

日本電気協会

電気技術基準調査委員

ケース３が最も効率的に安全性を向上できることが会編，電気技術規程分かった．すなわち，a 配管破断確率は，疲労につ電所用機器の供用期間中検査, JEAC-4205-1986.

いてはPFM評価を行い，疲労以外は劣化メカニズムを識別した後，破断の可能性の定性的な区分毎に代表的な破断確率を与えることで，できるだけ客観的，定量的に評価を行う．s プラントへの影響評価は，PSAで条件付き炉心損傷確率を求める．d こ れ ら の両者からリスクを定量的に求めれば，検査対象セグメント数を「JEAC-4205軽水型原子力発電所用機器の供用期間中検査」に基づいて決めた場合の約220箇所から約1/4に減らしながら，検査対象セグメントが寄与するリスクの，全リスクに対する割合を80％から95％に増加でき，安全性が効率的に向上できる．f
原子炉冷却材系以外の１次系配管は検査が減少する
か不要になり，これまで検査対象外であった２次系配管の検査が一部必要になる．

文献
a A report by the International Nuclear Safety Advisory
Group, Basic Safety Principles for Nuclear PowerPlants, Safety Series No. 75-INSAG-３, IAEA, 1988.
s 原子力安全委員会編，平成10年版

原子力安全白書，大蔵省印刷局，1999．
d 定期点検・定期検査の高度化に関する検討委員会，
平成12年度

高度軽水炉安全管理技術開発（高稼動率技術開発等）に関する事業報告書（定期点検・定期検査の高度化に関する検討のうち確率論的検査管理手法に関するもの），（財）発電設備技術検査協会，2001．
f Westinghouse Owners Group Application of Risk-

原子力編

軽水型原子力発