216

加圧水型原子力発電所安全注入系配管内のガス蓄積防止策と気泡検知法
Corrective Actions to Gas Accumulation in Safety Injection System Pipings of PWRs and Gas
Void Detection Method
牧 信男（Nobuo Maki）*

要約 米国では加圧水型原子炉１次系の安全注入系配管における発電所運転中のガス蓄積事象が継続的に報告されている．これらの事象は安全機能の喪失につながる可能性があることから，原子力規制委員会（NRC）のInformation Noticeにより注意喚起が行われている．これらの原因は，低圧系配管に漏出した冷却水からガスが分離したり，１次冷却水中に溶存しているガスが局所的な系統圧力の低下により分離したりすることによるものである．
本研究では，これらの米国の原子力発電所における事象の発生原因を評価した結果，国内の加圧水型原子炉においては蓄圧タンクと余熱除去系統の接続配管についてガス蓄積量の定量的な把握が必要であることを明らかにした．またガス蓄積検査法としては，米国では月例で行われている超音波による検査が有効であることを模擬配管系統を用いて検証した．さらにこの超音波による検査手法が，配管系統内のキャビテーション気泡の検知に対しても適用可能であることを実験により確認した．
キーワード

ガス蓄積，ガスバインディング，水撃，キャビテーション

Abstract
In the US, gas accumulation events of safety injection systems of PWRs during plant
operation are continuously reported. As the events may result in loss of safety function, the USNRC
is alerting licensees by Information Notices. The cause of the events is coolant leakage to interfacing
systems with lower pressure, or gas dissolution of primary coolant by partial pressure drop.
In this study, it was clarified by the evaluation of the cause of the events of US plants, gas
accumulation in piping between an accumulator and Residual Heat Removal System should bequantitatively investigated regarding Japanese plants. Also, effectiveness of ultrasonic testing which
is used for monthly gas accumulation surveillance in US plants was demonstrated using a model loop.
In addition, the method was confirmed applicable by an experiment carried out at INSS to detect
cavitation voids in piping systems.
Keywords1.

Gas accumulation, gas binding, water hammer, cavitaion.

はじめに遺５（1999年）により引き続いてNRCにより注意喚起が行われた．(2)〜(6)

米国においては，1988年に原子力規制委員会

我が国の加圧水型原子炉では，米国における高圧（NRC）がIN88-23により加圧水型原子炉の高圧安全安全注入ポンプにおけるガス蓄積事象の反映とし注入ポンプにおけるガスバインディング（gasて，1991年に充てん/高圧注入ポンプへのガスバイbinding）の可能性を指摘し，安全注入系統におけンディング対策の検討が実施され，ベントラインのるガスの蓄積が注目された（1）．その後，発電所運転追設等の対策がとられた．また我が国においては１中のガス蓄積事象の報告が相次いだことから類似事年毎の定期検査が義務づけられており，その際に隔象の防止についてIN88-23補遺１（1989年）から補離弁の漏洩検査，系統のベンティングを確実に実施*（株）原子力安全システム研究所

技術システム研究所

217するために，米国のように発電所運転中にガスが蓄注入ポンプミニマムフローライン減圧用オリフィス積するという事象は1980年以降報告されていない．

部でガスが発生した事象があった．

しかし今後，定期検査間隔の延長等により系統のベ①蓄圧タンクからの飽和窒素を含有した高圧水の漏洩ンティング周期が延びると，米国のようにガスが系統に蓄積する可能性が生じるため，ガス蓄積の有無

蓄圧タンクの原子炉冷却系低温側出口配管に余熱を検知し，またガス蓄積量を精度良く測定する技術

除去系からの注入配管（図１矢印①）が接続されてを確立しておく必要がある．

いる加圧水型原子力発電所で，蓄圧タンクの飽和窒

本研究は，米国を主とする海外の原子力発電所に素を含有した高圧水が逆止弁，止め弁から長期にわおいて発生した不具合事象に関する調査分析の一環たって少しずつ漏洩し，蓄圧タンクと余熱除去系統として実施したもので，米国の加圧水型原子炉の１の圧力の差から溶解していた窒素が分離し余熱除去

次系安全注入系統内でのガス発生原因の把握およびポンプまたは安全注入ポンプでガスバインディング

我が国の加圧水型原子炉においてガス蓄積調査が必が発生した事象で，次のような発電所で発生してい要となる個所の抽出，さらにガス蓄積量を定量的にる．

把握するための提言を行うことを目的としている．

1999年1月

Turkey Point発電所(6)なお，米国におけるガス蓄積事象の調査に当たって1999年5月

Braidwood発電所(7)は，1991年に我が国で実施された検討以降に米国で1997年10月

Byron発電所(8)発生した事象を対象とした．またガス蓄積量を定量

1996年11月

Waterford発電所(9)(10)

的に把握するため，米国で用いられている超音波法

1995年1月

Sequoyah発電所(9)(10)の有効性を検証した．
②高圧安全注入ポンプミニマムフローライン減圧用

2.

オリフィス部でのガス発生

米国の加圧水型原子力発電所におけるガス蓄積事象

遠心式高圧安全注入ポンプのミニマムフローライ
ンに取り付けられている減圧用オリフィス（図１矢米国の加圧水型原子力発電所において1991年以降印②）で局所圧力降下が生じ，溶存していたガスが発生したガス蓄積事象としては，蓄圧タンクから飽分離して高圧安全注入ポンプに吸い込まれガスバイ和窒素を含有した高圧水が漏洩した事象と高圧安全ンディングが生じた結果，ポンプ軸が損傷した事象

蓄圧タンク
蒸気発生器

封水クーラー①

化学
体積制御タンク

余熱除去ポンプ②

ミニマムフローラインオリフィス

原子炉容器
一次冷却材ポンプ

充てん/高圧注入ポンプ

図１ 米国の加圧水型原子力発電所におけるガス発生個所（1991年以降）

218

250kg/cm gの 溶 解 度 は 613 Ncc/kgH 2 O， 40℃ ，である．
1997年9月

2kg/cm2gの溶解度は36 Ncc/kgH2Oで，その差は577

Beaver Valley発電所（11）Ncc/kgH2Oである．15cmの逆止弁の場合を例にとる

3.

国内の加圧水型原子力発電所におけるガス蓄積発生の可能性と，系統水の漏洩判定基準は我が国では0.012kgH2O/hであるので，2kg/cm2gの余熱除去系統における窒素ガスの蓄積量は約1730cc/月（2.4cc/h）とな

米国の加圧水型原子力発電所におけるガス蓄積事

り，逆止弁が漏洩判定基準内でも余熱除去系統側に象から，国内の同型炉の安全注入系の配管に関して年間最大約0.02m3（圧力2kg/cm2gの時）の窒素ガスガス蓄積が生じる可能性について検討した．検討対が蓄積する可能性がある．

象は，系統中にガスが溶解しているまたは混入する②化学体積制御タンク可能性のあるタンクが接続されている系統とした．
①蓄圧タンク

化学体積制御タンクには，原子炉冷却系統水中の水素濃度を約25〜35cc/kgH2Oに保持するため，気相蓄圧タンクには窒素ガスが41〜53kg/cm2gの圧力部に水素ガスが約1.4kg/cm 2の圧力で封入されていで封入されており，蓄圧タンク内水中には窒素ガスる．タンク内部では，タンク上部の水素溶解用スプが溶解している．蓄圧タンクの原子炉冷却系統低温

レーの作用によりタンク水面に気泡が生じたり，水側出口配管に余熱除去系からの注入配管が接続され面に旋回流が生じ気泡が水中に巻き込まれる可能性ている加圧水型原子力発電所では，余熱除去系統側がある．また，高圧注入ポンプミニマムフローライ

は燃料取替用水タンクを水源とする低圧系(約ンに取付けられている減圧用オリフィス下流では圧22kg/cm g)であるため，逆止弁，止め弁に漏洩が発力が減少し，その圧力が化学体積制御タンクの圧力生すると蓄圧タンクの高圧水が長期にわたって少しよりも低下する場合溶存していた水素が分離する可ずつ漏洩し，圧力の差から溶解していた窒素が分離能性がある．さらに，封水クーラー出口配管が化学し配管内に蓄積する可能性がある．（図２矢印）

体積制御タンクの水面より高い位置にある発電所で蓄圧タンクと余熱除去系統の温度を40℃，蓄圧タ2ンクの圧力を50kg/cm gと仮定する．窒素の40℃，は，圧力の減少により水素ガスが分離する可能性がある．

燃料取替用水タンク
検討対象箇所
蓄圧タンク
封水クーラー

蒸気発生器
余熱除去ポンプ

ミニマム
フローラインオリフィス

原子炉容器
一次冷却材ポンプ

図２

充てん/高圧注入ポンプ

国内の加圧水型原子力発電所においてガス蓄積の可能性がある個所

化学体積制御タンク219

我が国の加圧水型原子炉の充てん/高圧安全注入

5.1

原理

ポンプに関しては，1991年にガスバインディング対策の検討が実施されており，その結果充てん/高圧

超音波が伝わる物質の境界面に垂直に超音波が当

安全注入ポンプ吸込側配管へのベントライン追設等

たった時に，超音波はそこで反射する成分と通過すの対策がとられている．従って，化学体積制御タンる成分に分かれる．この２つに分かれる割合は境界

ク内部やオリフィス部等で発生したガスはベントラ面で接する２つの物質の音響インピーダンスによっインから排出され，充てん/高圧安全注入ポンプ吸て決まる(12)．

込配管におけるガス蓄積の可能性は低いと考えられ

Zi=Pi・Ci

る．

Pi：物質の密度，Ci：音速（i =1,2)③燃料取替用水タンク
燃料取替用水タンクは大気開放型タンクである（5.1.1）

また物質１，２間の音圧反射率r12と音圧通過率t12はそれぞれが，水面が低下した際，化学体積制御タンクと同様水面に旋回流が生じ，空気が水中に巻き込まれる可能性がある．しかしながら，燃料取替用水タンクに（5.1.2）

関しては，空気の巻き込みが発生しないように水位を確保する，吸込配管の形状を旋回流が発生しにくい形状にする等の対策がとられており，燃料取替用

いまステンレス鋼を物質１，水を物質２とする．ス

水タンクから巻き込まれた空気が安全注入系ポンプ

テンレス鋼中の音速（縦波）C1と水中の音速C2に対吸込配管に蓄積する可能性は低いと考えられる．

する比をk（= C1 / C2），配管の肉厚をt，内径をdとする．配管中に気泡がある場合，ステンレス鋼と空4.

国内の加圧水型原子力発電所におけるガス蓄積対策

気の音響反射率は1で全反射するので深さ t の位置にエコーが現れる．この時の音圧通過率は約0.94である．一方配管がすべて水で満たされている時は超蓄圧タンクの原子炉冷却系統低温側出口配管と余音波が水中を透過するため，t+kdの位置に配管対面熱除去系からの注入配管の接続部にガスが蓄積してからの最初のエコーが現れる．この時の音圧通過率

いた場合，安全注入信号により余熱除去ポンプが自は動起動した際，水撃が発生し配管が破損する可能性がある．水撃の発生は蓄積したガス量，ポンプの仕である．エコーの高さは音圧に比例するので，t お様，配管系統の配置に左右される．従って，当該個よび t + kd の深さに生じるこれらの２つのエコーに所におけるガス蓄積の有無を確認し，ガス蓄積が認注目し，気泡の有無を判別することが可能である．

められた場合は蓄積量を定量的に把握し，水撃発生

なお，エコーはステンレス鋼と水の境界面におけるの可能性を検討した上でガス蓄積量の許容値，ベン反射，透過の組み合わせでmt +nkd（m =1,2,3,…，n

ティング周期の設定を行う必要がある．

=0,1,2,3,…）の位置に現れそれぞれの音圧通過率が算出できる．

5.

超音波によるガス蓄積量の測定

ガス蓄積の有無を確認し，またガス蓄積量を定量気泡量を測定する場合は配管底面より測定を行う．２番目のエコーは気泡の厚さをbとするとt+k(d-b)の位置に現れるのでこの時の値からbを求め的に把握するため，米国で用いられている超音波法気泡量を推定する．の有効性を検証した．

またガスの占める断面積を S' ，配管断面積を S とおくと，気液体積流量比αは流速が求められる．のとき，次式で

220

5.2.1

実験方法

(5.1.3)（1）ガスの有無の検出
配管系統を満水状態とし，配管上部に探触子を置

ただし，きエコー波形を記録した．次に配管上部に薄い気層部が形成されるまで排水し，再びエコー波形を記録した．
(5.1.4)（2）ガス蓄積量の測定

このαを気泡吸込みの判定基準として用いることが配管上部に薄い気層部が形成された状態に水位を維できる．

持し，探触子を配管下部に置きエコー波形を記録した．次に配管内の水をすべて排水し，配管下部から5.2

エコー波形を記録した．

試験

超音波を用いたガス蓄積量測定法の有効性を検証

5.2.2

試験結果と考察するために試験を行った．超音波振動子としては垂直探触子（㈱検査技術研究所製

型式1C30N-F，周波数1.1MHz）を用いた．模擬配管系統を図３に示す．

（1）ガスの有無の検出
図４に配管満水時のエコー波形を，図５に配管上部に薄い気層部があるときのエコー波形を示す．縦軸はエコーの強度（%），横軸はステンレス鋼に換算した厚さ（mm）である．配管表面（厚さt ）からのエコーが約7.5mmのところに，配管中の水を透過しベント弁底面（厚さt +kd）から反射したエコーが約605.7mmのところに生じている．従って，ステンレス鋼と水超音波計の場合のkの値3.98を用いてdの値150.1mmが求まる．

ドレン弁

配管上部に薄い気層部があるときは，配管と気層部タンクとの境界で超音波が全反射されてしまうために配管

図３

ガス蓄積量測定用模擬配管系統

底面からのエコーは消失している（図５）．

100％5000200

図４400600800

配管満水時に上部から測定したエコー波形

1000厚さ（mm）

221

100％5000200

図５400600800

1000

厚さ（mm）

配管上部に薄い気層部があるときに上部から測定したエコー波形

いる．しかし，配管の水をすべて排水した場合は，（2）ガス蓄積量の測定
図６に配管上部に薄い気層部があるときに下部から測定したエコー波形を，図７に配管に水がないと配管表面（深さ t ）からのエコーのみが現れている（図７）．

きに下部から測定したエコー波形を示す．縦軸はエコーの強度（%），横軸はステンレス鋼に換算した（3）気液体積流量比厚さ（mm）である．配管表面（深さt）からのエコ（1）および（2）より気層の厚さbは1.27mmとなーが約7.5mmのところに，配管中の水を透過し水面る．
（5.1.4）式よりガスの占める断面積S'は23.4mm2，から反射したエコーが約600.8mmのところに生じて（5.1.3）式より気液体積流量比αは0.13%となる．

100％5000200

図６4006008001000

厚さ（mm）

配管上部に薄い気層部があるときに下部から測定したエコー波形

222

100％5000200

図７6.

4006008001000

厚さ（mm）

配管に水がないときに下部から測定したエコー波形

超音波によるキャビテーション気泡の検出

従来原子力発電所の配管系統におけるキャビテーン気泡発生量を推定することが可能である．そこで実際に実験によりそれを確かめた．

6.1

実験方法

ション発生の有無は，キャビテーション気泡の崩壊時に発生する衝撃波や音波を加速度計やマイクロフ

超音波振動子としては垂直探触子（㈱検査技術研

ォン等のセンサーで収集することにより判断してい究所製た．このセンサーによる方法ではセンサー近傍のキ

図８にキャビテーション気泡の実験装置の系統図

ャビテーションの発生を検知できるものの配管中のを，図９に試験流路を示す．試験流路上流側にはオキャビテーションを検知するためには複数個のセンリフィスを配置し，ポンプで装置内の水を4m/s（オサーの取付けが必要であった．今回実施した超音波リフィス部）で循環させることによりキャビテーシによる方法では，単一の超音波発振子により配管のョン気泡を発生させた．流体としては水を用いた．

超音波の路程上のキャビテーション気泡を検知する

Re数は約105であった．まず，流体が静止していることが可能である．またキャビテーション気泡によときにエコー波形を記録し，次にポンプを起動し試り超音波が散乱され配管反対面からの反射波が減衰

験流路内の上流と下流でエコー波形を記録した．

型式1C30N-F，周波数1.1MHz）を用いた．

することからその減衰の程度によりキャビテーショA

超音波振動子

A-A断面

超音波計

アルミ板

超音波振動子流路

流れ2550試験流路

オリフィス部タンク

循環ポンプ

図８ キャビテーション気泡の実験装置の系統図

アルミ板

アクリル

50300

A50

図９ キャビテーション気泡の実験装置の試験流路

アクリル

223

6.2

試験結果と考察100

図10に流体静止時のエコー波形を，図11と図12にそれぞれ流％体が流動しているときの試験流50

路上流と下流におけるエコー波形を示す．縦軸はエコーの強度（%），横軸は水に換算した厚さ（mm）である．流動時は静止時

0に高いピークを示していた77mm

0255075100

125

厚さ（mm）の位置の配管反対側のアルミ板

図10からのエコーが減衰している．

流体静止時のエコー波形

この減衰の程度は上流側（図11）の方が下流側（図12）より大き
く，配管反対面からの反射波がキャビテーション気泡による散乱の影響をより多く受けている

100％ことが分かる．
507.

あとがき

米国の原子力発電所におけるガスバインディング事象の発生

00

原因を評価し，国内の加圧水型

255075100

125

厚さ（mm）

原子力発電所における調査必要

図11個所を抽出した．また，ガス蓄

流体流動時の上流側のエコー波形積防止策としては米国で用いられている超音波による検査法が有効であることを模擬配管系統を用いて検証した．さらに，こ100の超音波による検査法が配管系統内のキャビテーション気泡の％検知に対しても適用可能であることを実験により確認した．

50

なお本研究の実施にあたり実験装置の提供等多大な協力をいただきました関西電力（株）原子力保修訓練センター津田講

0025

5075

100

師，INSS経年劣化研究プロジェ
クト黒住

主任研究員，同潜在事象研究プロジェクト八木究員に謝意を表します．

研

図12

流体流動時の下流側のエコー波形

125

厚さ（mm）

224

文献

Accumulation in Charging/High Head Safety
Injection Pump Piping," Ohio Edison. （1997）.

（1） NRC Information Notice#:88-23,"Potential for Gas
Biding of High Pressure Safety Injection Pumps
during a Loss-of-Coolant Accident," USNRC（1988）.
（2） NRC Information Notice#:88-23 supplement
1,"Potential for Gas Biding of High Pressure Safety
Injection Pumps during a Loss-of-Coolant
Accident," USNRC （1989）.
（3） NRC Information Notice#:88-23 supplement
2,"Potential for Gas Biding of High Pressure Safety
Injection Pumps during a Loss-of-Coolant
Accident," USNRC （1990）.
（4） NRC Information Notice#:88-23 supplement
3,"Potential for Gas Biding of High Pressure Safety
Injection Pumps during a Loss-of-Coolant
Accident," USNRC （1990）.
（5） NRC Information Notice#:88-23 supplement
4,"Potential for Gas Biding of High Pressure Safety
Injection Pumps during a Loss-of-Coolant
Accident," USNRC （1992）.
（6） NRC Information Notice#:88-23 supplement
5,"Potential for Gas Biding of High Pressure Safety
Injection Pumps during a Loss-of-Coolant
Accident," USNRC （1999）.
（7） Licensee Event Report#:99 456/001-01, "BothTrains of Low Pressure Safety Injection Declared
Inoperable Due to a Gas Pocket in the B/C Cold Leg
Injection Piping," Commonwealth Edison Co.
（1999）.
（8） Licensee Event Report#:97 454/017-01, "Missed
ECCS Venting Surveillance due to Ineffective
Supervisory Methods," Commonwealth Edison Co.
（1997）.
（9） NRC Information Notice#:91-50 supplement
1,"Water Hammer Events since 1991," USNRC（1997）.
（10） NRC Information Notice#:97-40,"Potential
Nitrogen Accumulation Resulting from Backleakage
from Safety Injection Tanks," USNRC （1997）.
（11） Licensee Event Report#:97 334/039-00, "Gas（12） 実吉純一，菊池喜充，能本乙彦,超音波技術便
覧,pp.16-18,日刊工業 （1971）.