88

軽水炉の熱疲労による不具合事象の分析
Analysis of Thermal Fatigue Events in Light Water Reactors
奥田 恭令（Yasunori Okuda）*

要約 軽水炉の熱疲労による不具合事象は，発電停止に至る冷却材圧力バウンダリの配管に，貫通クラックを発生させる重要事象の一つであり，国内外で数々の報告がなされている．
本稿では，これまでに報告された国内外の軽水炉の事故報告から，熱疲労による不具合事象に関するものを収集し，分析を行った．
その結果，熱疲労による不具合事象は，発生形態から7パターンに分類でき，軽水炉のうち加圧水型炉（PWR）では，沸騰水型炉（BWR）と比較して，その発生傾向は経年的傾向を示すことが明らかとなった．
プラントの高経年化において，運転年数の長期化，または設備改造に伴う熱疲労による不具合
事象の発生を予防するためには，局所的な熱疲労の発生部位の正確な把握と，疲労状況のモニタリングが今後の課題である．
キーワード

熱疲労，キャビティーフロー，サーマルストライピング，熱成層

Abstract
Thermal fatigue events, which may cause shutdown of nuclear power stations by wallthrough-crack of pipes of RCRB (Reactor Coolant Pressure Boundary), are reported by licensees inforeign countries as well as in Japan. In this paper, thermal fatigue events reported in anomalies
reports of light water reactors inside and outside of Japan are investigated.
As a result, it is clarified that the thermal fatigue events can be classified in seven patterns by theircharacteristics, and the trend of the occurrence of the events in PWRs (Pressurized Water Reactors)
has stronger co-relation to operation hours than that in BWRs (Boiling Water Reactors). Also, it isconcluded that precise identification of locations where thermal fatigue occurs and its monitoring areimportant to prevent the thermal fatigue events by aging or miss modification.
Keywords

1.

Thermal fatigue, turbulence penetration, thermal striping, thermal stratification.

はじめに

これまで，軽水炉で発生した熱疲労による不具合
事象については，多くの分析が行われてきた．

国内外の軽水炉の事故・故障状況から教訓を学

米国原子力規制委員会（NRC）は，1979年に給水配び，同種の事故・故障を防止することは，原子力発管の熱疲労事象に対する分析結果をまとめ（３），その電の信頼性向上を図るために有益である．われわれ

後も米国原子力発電所で主要な事象が発生する度には，これまで「重要事象に関わる信頼性向上の研究」

多くの報告書等を発行してきた．(4〜13)

として「非常用炉心冷却系（ECCS）作動事象の分

特に1988年に発行したNUREG/CR-6582(13)ではＰ

析」（１）「原子力発電所における水撃事象の分析」（２）ＷＲにおける一次系からの漏洩事象について，熱疲等を実施してきた．

労を含めて調査し，傾向分析をまとめている．

本稿では，経年的要因や設計不良により，冷却材圧

次に1992年，BUSH S.H.は，熱疲労や応力腐食割

力バウンダリの配管に貫通ｸﾗｯｸを発生させ，運転停

れを含め配管の損傷事例について検討し，ASME

止を余儀なくさせる原因の一つである熱疲労による

Code Sec.XIの改訂案を示した．(16)

不具合事象に関する調査分析を実施した．
*（株）原子力安全システム研究所

技術システム研究所

また1998年に開催された国際会議では，各国の主

89

(17)

要研究成果の報告がされた．

2.3

国内では，1999年に小林により，熱疲労において

熱疲労による不具合事象の経年変化
調査

は，高サイクル疲労の原因となる熱成層化等の現象に注目する必要があることが指摘されている．(18)近年の発生状況を把握し，事象の継続性をみるた

1999年に日本原子力学会では，経年変化現象と熱めに，入手した不具合事象の発生年月日から，暦年流動に関する研究開発の現状をとりまとめ体系化し別発生率を算定し，PWRとBWR の比較を行った．

(19)

次に運転年数別発生率について整理を行い，た．

本稿では，上記のような分析の状況を踏まえ，わ(20)

れわれのデータベース 等を使用することにより，

PWRとBWR の発生状況の比較，および経年的傾向の有無について分析を行った．

軽水炉で経験した熱疲労による不具合事象を調査

具体的には，事象の発生発見日までの運転年数を，し，損傷の状況，原因と対策，および運転開始から0〜30年まで5年毎に6グループに分類し，それぞれのの運転年数について整理分類を行い，熱疲労によるグループに当該する事象の件数を，グループに属す

不具合事象のパターン分類とその発生傾向についる稼動炉数の累積で除して発生率を算定した．

て，暦年および運転年数別の分析を行い，再発防止上での課題を提言する．

2.

分析の方法

2.4

熱疲労による不具合事象の分類

入手した情報から，温度変化の要因，機器の状態，
発生時の特徴について整理のうえ，パターン分類を

2.1

情報元

行い，熱疲労による不具合事象の特徴を明確にした．
さらに各パターンの発生状況を整理し，考察を行い分析に使用した事故・故障情報の情報元は次のと再発防止上の課題について検討を行った．

おりである．
①米国NRCの日報（DR：Daily Events Report）

結果と考察

3.

②米国電気事業者の事故報告書（LER：Licensee
Event Reports）

3.1

熱疲労による不具合事象の調査結果③IAEA国際原子力発電所事故評価尺度（INES）に基づく情報④学会・国際会議における原子力発電所事故・
故障情報⑤国内各電力会社プレス発表

調査の結果，1970年から1999年の間に発生した54件の事象を収集した．炉型別の事象の内訳を図−1に示す．
図に示すようにPWRは33件（61％）で，件数的にはBWR の21件（39％）と比較して多い結果となった．

2.2

熱疲労による不具合事象に対する調査

合計発生率としては，PWRが0.117［件／炉］，BWRが0.194［件／炉］で，BWR が高い結果となった．

1970年から1999年までの国内外原子力発電所の事
故・故障情報について前述の情報元にもとづき，次の項目について調査を実施した．

BWR
39%

・発生プラント，および発生発見日・発生時の運転状況，および損傷の状況

PWR
61%

・熱疲労損傷の発生原因
・当該電力会社が実施した再発防止対策

図１

炉型別熱疲労事象の状況

90

3.2 熱疲労による不具合事象の傾向分析
結果
3.2.1

暦年発生率

PWRとBWR を区別して暦年別にプロットし，直線近似（一次近似）した結果

0.02

発 0.015
生率︵
件 0.01／
炉・
年 0.005︶を図2，3に示す．

y＝0.002x＋0.0009
R2 ＝0.6051

0
0〜5年

0.06

発
生
率
︵
件
／
炉
・
年
︶

図4

0.04

0

図2

1985

1990

16〜20年

21〜25年26〜30年

運転年数別発生率の傾向（PWR）

y＝−0.008x＋0.0113
R2 ＝0.2426

0.02

1980

11〜15年

0.02

y＝−5E−05x＋0.1021
R2 ＝0.0011

1975

6〜10年

1995

発 0.015
生率︵
件 0.01／
2000 炉年 ・ 0.005
年︶

発生年別発生率の推移（PWR）
0
0〜5年

6〜10年

11〜15年

16〜20年

21〜25年26〜30年

0.2

図5
発
生
率
︵
件
／
炉
・
年
︶

0.15

図に示すように，PWRでは熱疲労による不具合

y＝−0.0022x＋4.3897
R2 ＝0.1626

0.1

運転年数別発生率の傾向（BWR ）事象の発生状況は経年的傾向を示し，一次近似の結果としては，PWRの傾きが0.002[件／炉・年]となっており，PWRに経年傾向が見られる．

0.05

3.3

0
1975

1980

1985

1990

1995

年

図3

熱疲労による不具合事象の分類

2000

発生年別発生率の推移（BWR ）パターン分類の結果を図6，7に示す．
54件について，熱疲労による不具合事象の状況を把握し各不具合事象が全て一過性のものなのか，ま図に示すように発生傾向的には，PWR，BWRとたは共通的な要因によるものなのかを判断するためもに減少傾向にあるが，BWRの傾きが-0.0022[件／に，温度変化の要因，機器の状態，発生時の特徴に

炉・年]であるのに対して，PWRはほぼ安定であり，ついて整理を行った．

減少傾向が弱い．

今回収集した情報には，熱疲労につながる温度変化としては，2種類が存在する．

3.2.2

運転年数別発生率

即ち，一つが「低温水と高温水の接触」であり，もう一つが「系統全体の温度変化」である．

PWRとBWR を区別して運転年数別に発生率をプロットした結果を図−4，5に示す．

さらにそのような温度変化の要因となる機器の不具合があったかどうかについて，細分化した．

91

次に機器が正常な状態での低温水と高温水の接触されるため，前者を「パターン4」，後者を「パターが生じた不具合事象の特徴には二つあり，一つはン5」とした．また熱交換器胴変形に伴うスイッチ「主配管から枝配管への流れ込み」もう一つは「温ング現象については，「パターン6」とした．

度差のある系統の合流」である．前者の場合を「パ機器が正常な状態で，系統全体の温度変化が生じ，ターン1」とした．後者については，さらに合流の

熱疲労に至った事象については，本来全て設計上考

結果「温水と冷水が混合」する場合と「温水と冷水

慮されておく必要があるので，設計基準からの逸脱が分離」する場合に細分化でき，前者を「パターンという分類として，一つのパターンにまとめ「パタ2」，後者を「パターン3」とした．

ーン7」とした．

次に機器の不具合によって低温水と高温水の接触

しかし，機器の不具合によって，系統全体の温度が生じた不具合事象の特徴には二つあり，一つは変化が生じ，熱疲労による不具合事象に至った事例「温度差のある系統をしゃ断する弁の漏れ」ともうは存在しなかったため，分類から除外した．

一つは「熱交換器胴変形に伴うスイッチング現象」
である．前者については，さらに弁からの漏えいの以上のように各不具合事象は，共通的な要因で分類できることが分かった．

形態により，弁のｼｰﾄ漏れとグランド漏れに細分化

温度変化
の要因

機器の
状態

正常時

熱疲労
につな
がる温
度変化

不具合
時

図６

主配管から枝配管への流れ込み
温度差のある
系統の合流

低温水と
高温水と
の接触

系統全体
の温度変
化

特徴１

正常時

温度差のある
系統をしゃ断する弁の漏れ
熱交換器
胴変形に伴うスイッチング現象

特徴２

発生
パターン
パターン1

温水と冷水
が混合

パターン2

温水と冷水
が分離

パターン3

弁のシート
漏れ

パターン4

弁のグランド漏れ

パターン5

起動・停止操作
系統切り換えＰＷＲの熱疲労にのよる不具合事象発生状況の分類方法

パターン6
パターン7

物理現象

図

明

説

パ
タ
ー
ン
分
類

熱成層

クラック

弁閉止

枝配管

温
水

図７

Ｍ

熱成層

冷水

クラック

「弁のリー
ク」による
温度差のあ
る流体の
混合

低温水と
高温水の
合流
（分離）

熱成層

パターン6

クラック

パターン5

パターン4、5

パターン3

パターン6

温度ゆらぎ

胴出口配管で損傷

熱交換器の
変形による
「スイッチ
ング現象」

分類項目毎のＰＷＲ熱疲労による不具合事象発生状況の図解

温度ゆらぎ

冷水

クラック

低温水と
高温水の
合流
（混合）

系統構成に
よる「主配
管から枝配
管への流れ
込み」

主配管

パターン2

パターン1

時間

熱サイクル

温度

疲労

設計で考慮

「起動・停
止」による
加熱・冷却
その他系統
切替等

パターン7

92

93

3.3

考察

3.3.2.1

パターン1

系統構成による「主配管から枝配管への流れ込み」
3.3.1

パターン別不具合事象発生状況（1）不具合事象の概要と代表事例

パターン別の熱疲労による不具合事象の発生状況
を図−8，9に示す．

このパターンは，主配管を流れる高温水が，低温水の滞留している枝配管に流れ込み，両者の境界層が周期的に変化することにより，枝配管内面の温度が3.3.2

パターン別発生状況の考察

周期的に変化して，熱疲労を起こす現象であり，我が国では「キャビティーフロー」と称され （14），米国では件

10「Turbulence Penetration」，と8呼ばれた．（13）
国内では，1999年に美浜2号

6機余剰抽出配管からの漏えい

42に対する原因調査において，
この現象による熱疲労損傷が確認された．

0込み合） 離）流れ 流（混
れ
分
の
れ
へ
ド漏
流（
合
管
ン
合
の
ト漏
変形
配
ラ
の
水
ー
停止
枝
グ
水
温
シ
器の
ら
弁
温
高
弁
換
動・
か
．
高
と
．
交
起
４
５
熱
主流
水と
温水
７．
６．
１． ２．低 ．低温２（2）不具合事象の発生状況
PWRでのみ全部で3件発生している．発生部位は一次冷

図８

パターン別熱疲労による不具合事象（ＰＷＲ）

却系（RCS）コールドレグ側
ドレン系統，RCSクロスオー
バーレグ側ドレン系統，及び

10

件

8
6
4

RCSと余熱除去系統（RHRS）
接続部である．特に枝配管の温水と冷水との混合域に残留応力のある溶接部や，曲げ加工が存在した場合に損傷に至
っている．

2
0
込み
合） 離）
流れ 流（混
れ
分
の
れ
へ
ド漏
流（
合
管
ン
合
の
ト漏
変形
配
ラ
の
水
ー
停止
枝
グ
水
温
シ
器の
ら
弁
温
高
弁
換
動・
か
．
高
と
．
交
起
４
５
熱
主流
水と
温水
７．
６．
１． ２．低 ．低温
２（3）PWRの経年的傾向
パターンに対するPWRの運
転年数別発生率を図−10に示す．報告された3件のうち1件

図９

パターン別熱疲労による不具合事象（BWR）

は，運転開始22年後に当該配管を取り替えており，その後

94

5年後に不具合事象が発生しているが，残りの2件において，1980年から1983年にかけて，給水系と原子

ついては，運転開始後21年目及び25年目（推定）で

炉冷却材浄化系の合流部で発生したものと，国内発生するまで，当該部に対する不具合事象を見つけ

BWR で1977年から1983年にかけて，制御棒駆動用ることができなかった．また発生部位が溶接部や曲

水戻りノズル部や給水ノズル，循環水ポンプケーシ

管部等熱影響部で発生していることから，熱影響部

ングカバーで見つかったものである．ASEA-ATOMの残留応力がどの程度かに依存するため，経年的要

社製の不具合については，特殊なケースとして整理

素はないと考えられる．

でき，また国内BWR についてもすべて改造等の対策が取られている．

0.01

PWRは前述のCivaux 1号機の1件だけであり，国0.005

内のPWRとは施工が異なることから同種の不具合

発
生率 0.006︵件／
炉 0.004・年︶ 0.002は発生しないものと考えられる．
また損傷部位については，ノズル等構造的に弱い部分や溶接部等熱影響の受けやすい部分で発生して
いる．

0
0〜5年

6〜10年

11〜15年

16〜20年

21〜25年26〜30年

3.3.2.3
図10

3.3.2.2

PWR運転年数別発生率（パターン1）

パターン2「低温水と高温水の合流（混パターン3「低温水と高温水の合流（分離）」（1）不具合事象の概要と代表事例合）」
このパターンは，系統構成や配管の配置状況と配（1）不具合事象の概要と代表事例

管内の流速が低速であるときや滞留している条件が重なることにより，低温水と高温水が分離し，熱成

このパターンは，互いに流れのある二つの配管の層化した結果，その温度境界層が流れの変動につれ合流部で，低温水と高温水が合流し，両者が完全にて変化することで，配管内面の温度が変化し，熱疲

混合するまでの間の混合領域において，低温水と高労を起こす現象で，「Thermal Stratification」と呼ば温水の影響による「温度ゆらぎ」が，数Hzから数れた．我が国では「熱成層」現象と称されている．

百KHzの周期で配管内面で発生し，熱疲労を起こす

この現象の代表例としては，1990年にBeaver
Valley 1号機で，補助給水系から高温の蒸気発生器現象である．
この現象は，「Thermal Striping」と呼ばれ，現在（SG）に低流量で連続して冷水を注入中に，蒸気発も研究がさかんに行われている．我が国でも「サー生器に至る水平な給水配管内で発生していることが（15）

マルストライピング」と称されている．

確認された．(22)

1998年に仏国Civaux 1号機の余熱除去系で，余熱除去クーラ出口ラインと同バイパスラインの合流部下（2）不具合事象の発生状況

流側エルボ溶接部で，試運転中という供用開始後比
較的短時間で，割れに至ったという事例がある．(13)PWRで2番目に発生件数が多く，蒸気発生器に接続される給水系の水平管内でｸﾗｯｸが発見された不具（2）不具合事象の発生状況

合事象が，1977年から1980年にかけて7件，最近でも1992年に2件発生しており，PWRの33件中9件

BWR の中で最も多く，21件中12件（57％）発生（27％）を占めている．その原因としては，運転開している．これはASEA-ATOM製の特殊なBWR に始初期の運転実績が浅い段階で，起動・停止時に

95

SGへ冷水を間欠的に注入したり，低流量で連続しで発見(23)されたECCS配管の漏えいに対する原因調て注入した結果，熱成層の発生を招いたものである．

査の過程で，逆止弁のシート漏れにより高温水と低BWR でも2件の報告がある．

温水が周期的に混ざり合うことで，配管内面において温度変化が発生し，熱疲労に至ったという不具合
事象がある．

3.3.2.4

パターン4

弁のリークによる温度差のある流体の混合（グランド漏れ型）（1）不具合事象の概要と代表事例（2）不具合事象の発生状況
PWRが33件中7件（21％），BWR が21件中3件（14％）発生している．このパターンの不具合事象

弁の封水部は「グランド」と呼ばれ，そこから弁のが多い理由としては，弁のシート漏れという現象が外に流体が漏えいすることは「グランド漏れ」と呼ば運転監視上見つけにくいことに起因していると考えれている．このパターンでは，グランド漏れの程度がられる．内訳としては，PWRでは，7件中5件が変化することにより，温度変化が起こり，弁のボンネ

RCSとECCSとの接続する仕切弁・逆上弁のシート

ットや弁近傍の溶接部等で熱疲労が発生するものであ

漏れ，加圧器スプレー弁のシート漏れが1件，RCS

る．このパターンの代表的な事例としては，1988年にのドレン弁が1件と，全てRCS接続部で発生してい(17)

玄海1号機 で，RHRS入口隔離弁グランド部からのリる．一方，BWR では高圧注入系が1件，原子炉隔ークにより，通常低温水が滞留している当該水平配管

離時冷却系が1件，そして小口径配管の弁シート漏の上部にRCSからの高温水が流入して，その結果弁体れに対する注意喚起が1件となっており，特定の系の膨張により，シート部の間隙が小さくなって，グラ統への偏りはない．この点については，PWRはンド漏れが少なくなり，再度弁体の冷却により間隙がRCSの系統圧が高いために，RCSに接続するECCS

大きくなって，グランド漏れが増加するという周期的等待機系の枝配管部において，熱疲労を受けやすいな現象の結果，当該隔離弁の上流側の配管エルボ部に環境にあると考察できる．特にECCS配管についておける溶接頂部で熱疲労が起こった不具合事象が挙げ

は，PWRはすべて，RCSの枝配管として構成されられる．

ているのに対し，BWR は改良型BWR の余熱除去
系注入ラインを除き，直接原子炉圧力容器に接続さ（2）不具合事象の発生状況れており，器内圧も低く，熱疲労の影響を受けにくい環境と言える．

PWRでは，上述の玄海1号機を含め2件，BWR でも1件と件数的には少ない．全ての事象で，事前に格納容器サンプの水位上昇でグランド漏れの兆候が3.3.2.6

パターン6

熱交換器の変形によるスイッ

チング現象

見られている．

（1）不具合事象の概要と代表事例
3.3.2.5

パターン5

弁のリークによる温度差のある流体の混合（シート漏れ型）

このパターンは，これまでのような一般的な分類ではなく，内筒を持つ熱交換器固有の現象で，1999（1）不具合事象の概要と代表事例

年敦賀2号機で世界で初めて確認された．（24）内筒を持つという特殊な形状の熱交換器で，上側のパイパ

このパターンは，パターン4とは異なり，弁のシス流が大きい場合，下側に冷たい水の層が徐々に大ート漏れにより，配管内に温度変化が発生し，熱疲

きくなり，熱交換器の胴が上下の温度差により反り労に至るものである．

返り，それまで比較的温かい水が流れていたのが，代表的な事例として，1987年に米国Farley 2号機

ある限度を超えると，冷たい水が流れ出し，それを

96

周期的に繰り返すことにより，下流側配管に熱疲労件のみである．これは告示501号に基づく技術基準にが生じたものである．

もとづく設計・施工の妥当性を示すとともに，我が国の品質管理の高さを証明するものであると考える．

3.3.2.7

パターン7

起動・停止
（3）PWRの経年的傾向（1）不具合事象の概要と代表事例
運転年数別発生率で経年的傾向を示したPWRについて，パターン7の状況を整理した結果を図−11

このパターンは，通常の運転や事故に伴い，系統に示す．

全体の温度変化による熱応力を受けることによる熱疲労である．これについては，各国で設計上の基準0.01が整備されており，例えば日本においては通商産業省告示第501号「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準」（以下，告示501号）があるが，この基準に対する逸脱が原因で，熱疲労による損傷に至る事象である．国内の例は1989年に福島第一発電所1号機において，蒸気乾燥器ドレンチャンネルで不具

0.005

発
生
率 0.006︵件／
炉 0.004・年︶ 0.002合が発生したことが報告されている．（25）0

海外では，1987年に米国Trojan発電所で，昇温時

0〜5年

6〜10年

11〜15年

16〜20年

21〜25年26〜30年および降温時に加圧器サージラインの配管が動いた

図11

ため，配管ホイップ防止構造物の配管クランプに予ＰＷＲ運転年数別発生率（パターン７）

期しない回転が発生した事例などがある．（27）（2）不具合事象の発生状況

図に示すとおり，パターン7では経年的傾向を示すことが明らかとなった．

件数的に見た場合には，PWRの中で最も多く，

PWRのパターン7の損傷場所と発生までの運転年

33件中10件（30％）であった．またBWR でも21件

数，及び経年的要素の有無について，表−1に示す．

中3件（14％）で比較的割合が高い．合計では54件

その結果，過去の事例としては，経年的傾向を示すものの，今後将来において，経年的対策が必要と中13件（24％）である．
これは熱疲労による不具合事象として，報告されているものの半数近くが，本来設計上想定し得る熱疲労考えられるのは，RCPサーマルバリアであると考えられる．
国内では，RCPの型式によっては冷却材による加に対し，対応が不十分であったことを示している．
これに対し，国内のプラントでは，前述のとおり1

損傷場所

熱の影響を受けないような配慮がなされている．ま件数 運転年数

経年的要素

１ 蒸気発生器上部胴円錐の円周溶接部

３

1〜18

当該ﾌﾟﾗﾝﾄ固有の給水リング位置

２ 加圧器付属配管

２

11〜17

運転操作

３ サーマルスリーブセーフエンド

２

10〜23

B＆W型の再生熱交換器を有しないﾌﾟﾗﾝﾄで発生

４ RCPサーマルバリア

２

26＊１

封水による冷却と冷却材による加熱

５ 化学体積制御系充てん配管

１

18

詳細不明
＊１

表−１

１件の発生年月日は不明

ＰＷＲパターン７に対する不具合事象の発生状況

97

た，当該箇所は定検時に点検されており，その健全

BWR については，全てプラント固有の事象であり，性は維持されていると言える．しかし，今後とも注反映すべき事項はないと考えられる．

意を払う必要があると考える．

4.4
4.
4.1

再発防止上の検討
パターン1 系統構成による「主配管から枝配管への流れ込み」

パターン4 弁のリークによる温度差のある流体の混合（グランド漏れ型）

7パターンの内，唯一兆候が把握できるものである．国内においては，定検時に主要弁のグランド部の点検がなされており，再発の可能性は低いと考えこのパターンの特徴は，系統を運転中，見かけ上正常な運転パラメータを示しながら，局所的にかつられるが，今後とも防止に向け継続的な対応が必要であると考える．

徐々に配管が熱疲労により劣化することである．このパターンの3事象において，運転パラメータや特4.5

別な監視システムにより事前に，兆候が確認された

パターン5 弁のリークによる温度差のある流体の混合（シート漏れ型）

事例はなかった．現状の原子力発電所では，このパターンの現象がどこで発生し，漏洩につながる程度

中森の報告（26）によれば，国内約1000カ所の調査結かどうかが連続的にモニタリングされていない．

果から，弁シート漏れの最大量は，せいぜい10kg/h

従って，キャビティーフローの現象の解明と，熱程度であり，熱疲労を起こすしきい値として考えら

疲労の発生する可能性のある熱影響部（溶接部等）

れる100〜200kg/hに対して十分低いことから，再発の正確な把握，供用期間中におけるクラック進展予の可能性は低いと考えられる．国内においては，定測評価及びその結果にもとづく，不具合発生可能性

検時に弁シート漏れに対する点検が行われているが，部位の排除が今後の課題である．

今後も再発防止のための継続的な対応が必要と考える．

4.2

パターン2 「低温水と高温水の合流
（混合）」

4.6

パターン6 熱交換器の変形によるスイッチング現象

このパターンもパターン1と同様に一見正常な系
統の局所的な部位で発生する熱疲労の一種である．

敦賀2号機の事故の後，同種の熱交換器を有する

特にサーマルストライピングは，未だ現象が十分解

高浜3，4号機，川内1，2号機，泊1，2号機の健全性明されていない部分があり，今後，現象の解明と，が確認され，さらに再発防止のため，類似箇所の点

熱疲労の発生する可能性のある熱影響部（溶接部等）

検等再発防止対策が順次実施されており，再発の恐の正確な把握，供用期間中におけるｸﾗｯｸ進展予測評

れはないと考えられる．

価及びその結果にもとづく，不具合発生可能性部位の排除が今後の課題である．

しかし，設計段階で予期し得なかった熱交換器の挙動の結果，熱疲労損傷へと発展した不具合事象であるため，設計レビューが形骸化しないようなしく

4.3

パターン3 「低温水と高温水の合流（分離）」

みづくりが今後の課題である．

4.7

パターン7

起動・停止

運転開始当初，PWRで補助給水ポンプによる間欠的な冷水注入操作がなされていたことに起因してこのパターンにおいて実際に発生した報告があっおり，現在は，間欠注入しないように運用変更がな

たのは，国内では1件のみであったが，海外で発生されており，再発の恐れはないと考えられる．なお，した箇所についても，国内では定検時に点検を実施

98

しており，再発の可能性は低いことが確認できた．

混合領域の予測技術の確立及び混合領域

今後も再発防止のため，冷却率・加熱率の遵守を徹における溶接部の排除

底するとともに，ECCSの作動による冷水注入や加ｂ．熱疲労発生状況モニタリング技術の確立

熱率・冷却率の超過といった大きな過渡変化の際にｃ．新設計レビューの体制の確立

は，応力評価により設計想定を超えていないことを

ｄ．熱疲労現象を回避するための運転操作方法の確立確認することに対する義務付けが今後の課題であｅ．弁のグランド漏れ・シート漏れに対するる．

早期対応と補修時の熱疲労評価の実施

また経年的要因の強いRCPサーマルバリアについては，国内ではその型式の相違や定期検査での対応により発生可能性は低いが，今後とも注意を払う必謝辞要があると考える．
本調査の実施に当たり，当研究所潜在事象プロジ
ェクト小林主査，並びに中村副主任研究員，佐々木5．おわりに副主任研究員には，貴重な助言とご指導を頂きまし
国内外原子力発電所の事故・故障情報に対し，熱た．ここに記して感謝の意を表します．

疲労不具合事象に着目して関連する情報を整理し，その結果から発生状況のパターン分類と経年的傾向

文献と再発防止対策に対する検討を実施した．以下に得られた結果について述べる．
（1）熱疲労事象全54件のうちPWRはその61％（33

（1）麻坂

顯一

加藤

啓之

木田

正則

信一

熊田

雅充，非常用炉心冷却系

原件）を占めるが，合計発生率ではBWR の方（ECCS）作動事象の分析 ，INSS JOURNAL

が高い．

No.2，pp.169-179（1995）.

（2）暦年別発生率は減少傾向にあるものの，PWRの方が減少率が低い．

また運転年数別発生率における推定発生率では，PWRは経年的傾向を示している．
（3）熱疲労の原因から，7パターンに分類でき，件

（2）佐藤

正啓

柳

千裕，原子力発電所における水撃事象の分析，INSS JOURNAL No.6，
pp.103-112（1999）.
（3）NRC，Cracking in Feedwater System Piping，
Bulletin 79-13（1979）.

数別に見た場合には，PWR・BWR ともパタ

（4）NRC，Cracking in Piping of Makeup Coolant Lineーン7「起動・停止」が比較的多い．それ以at B&W Plants，Information Notice 82-09

外でもPWR・BWR ともパターン5「弁のリー（1982）.

クによる温度差のある流体の混合（シート漏（5）NRC，Piping Thermal Deflection Induced byれ型）」が多く，弁シートリークの対応の困

Stratified Flow，Information Notice 84-87

難さを示している．また運転初期の不具合と（1984）.

して，PWR・BWR ともに給水系において，PWRではパターン3「低温水と高温水の合流（分離）」が多く，BWR ではパターン2「低温水と高温水の合流（混合）」が多い．
（4）各パターン毎の分析結果から再発防止のための
今後の課題として次のものが挙げられる．

（6）NRC，Safety Injection Pipe Failure，Information
Notice 88-01（1988）.
（7）NRC，Unexpectes Piping Movement Attributed to
Thermal Stratification，Information Notice 88-80（1988）.
（8）NRC，Unisolable Crack in High Pressure Injection

ａ．パターン1「主流から枝配管への流れ込み」

Piping，Information Notice 97-46（1997）.

及びパターン2「低温水と高温水の合流（9）NRC，Thermal Stresses in Piping Connected to（混合）」については，低温水と高温水のReactor Coolant System， Bulletin 88-08

99（22）NRC，Thermal Stratification in Feedwater（1988）.
（ 10） NRC， Pressurizer Surge Line Thermal
Stratification，Bulletin 88-11（1988）.

System Piping，Information Notice 91-38（1991）.
（23）NRC，Thermal Stresses in Piping Connected to（11）NRC，Resolution of Generic Issue 69 : High

Reactor Cooling Systems ，Bulletin 88-8（1988）.

Pressure Injection /Makeup Nozzle Cracking in（24）日本原子力発電（株），敦賀発電所2号機一次

Babcock and Wilcox Plants，Generic Letter 85-

冷却水漏えいに係る原因と対策について，

20（1985）.

1999年10月25日付プレス発表http://www.japc.

（12）NRC，Review of Industry Efforts to Manageco.jp/Today/Today̲h/111025.htm.

Pressurized/Water Reactor Feed water Nozzle,（25）通商産業省資源エネルギー庁公益事業部原子Piping, and Feeding Cracking and Wall Thinning，

力発電安全管理課，原子力発電所運転管理年
報平成2年版，pp.349-350（1990）.

NUREG/CR-6456（1997）.
（13）NRC，NRC Assessment of Pressurized Water（26）中森信夫（三菱重工）他，Research on

Reactor Primary System leaks，NUREG /CR-

Thermal Stratification in Unisolable of Reactor

6582（1999）.

Coolant Pressure Boundary，ISPN／OECD−

信夫（三菱重工）他，枝管内におけるNEA／ WANO， Experience with Thermal

熱成層現象，第30回日本伝熱シンポジウム，

Fatigue in LWR Piping Caused by Mixing and講演論文集Vol.2 pp.654-648（1993）.

Stratification，Specialists Meeting Proceedings（15）日本原子力学会，「経年変化と熱流動」特別

Paris,France 8-10 June 1998，予稿集，pp.229-（14）中森専門委員会，原子力プラントの経年変化と熱（27）NRC，Unexpected Piping Movement Attributed

流動，pp80-131（1999）.
（16）BUSH. S. H.（Pacific Northwest Lab., WA），
Failure Mechanism in Nuclear Power Plant
Systems，Tarans ASME J Pressuer

VesselTechnol Vol.114，No.4，pp.389-395（1992）.
ISPN/OECD-NEA/WANO（17）ISPN/OECD-NEA/WANO，Experience with
Thermal Fatigue in LWR Piping Caused by
Mixing and Stratification，Specialists Meeting
Proceedings Paris,France 8-10 June 1998，予稿集（1998）.
（18）小林英男（東工大），配管のトラブル対策

配管の熱疲労と振動疲労の損傷事例と教訓，
高 圧 ガ ス Vol． 36， No.8， pp.701‐ 707（1999）.
（19）日本原子力学会「経年変化と熱流動」特別専門委員会，原子力プラントの経年変化と熱流動（1999）.
（20）奥田

恭令

柳

240.

千裕，原子力発電所技術情報に関するデータベースの構築について，
INSS JOURNAL No.6，pp.195-201（1999）.
（ 21） IAEAホ ー ム ペ ー ジ ， What is PRIS ?，http://www.iaea.or.at/programmes/a2/what.html.

to Thermal Stratification，Information Notice 8880（1988）.