資料
219

原子力発電所における伸縮継手不具合事象の分析
Analysis of Failure Events for Expansion Joints in Nuclear Power Plants
佐藤 正啓（Masahiro Sato）*

要約 軽水型原子力発電所では伸縮継手が多数用いられているが，これまでその不具合事象は，容器や配管と異なり注目されることが少なかった．しかし原子力発電所の運転年数が長期化するに伴い，経年的要因あるいは短期間では現れてこない設計・製造不良等の要因による伸縮継手の不具合事象についても、容器や配管と同様に注意が必要である．
本研究では，これまでに報告された国内と米国の原子力発電所の不具合事象の報告から，伸縮継手の不具合事象に関するものを調査し，プラント出力等への影響，損傷部位および損傷原因等を分析した．その結果、伸縮継手の不具合事象は継続的に発生しており，プラント出力へ影響を及ぼす事象あるいは人身事故に繋がる事象が発生していることが判明した．そこで，これらの事
故の再発防止対策が重要であることを示した．更に個別事象として，次の項目への対応が重要であることが判明した：(1)サービス水系の伸縮継手の腐食，(2)復水器のゴム製伸縮継手の劣化，(3)抽気管伸縮継手の振動・疲労，および(4)格納容器貫通部ベローズの粒内応力腐食割れ．
キーワード

原子力発電所，伸縮継手，ベローズ，振動，疲労，腐食

Abstract
Although a large number of expansion joints are used in nuclear power plants withlight water reactors, their failure events have not been paid as much attention as those of vessels andpipes. However, as the operation period of nuclear power plants becomes longer, it is necessary to pay
attention to their failure events as well as those of vessels and pipes, because aging problems and latent
troubles originated in design or fabrication of expansion joints may appear during their long period
operation.
In this work, we investigated failure event reports of expansion joints in nuclear power plants both inJapan and in U. S. A. and analyzed（1）the influence to output power level,（2）the position and（3）the cause of each failure. It is revealed that the failure events of expansion joints have continuously
occurred, some of which have exerted influence upon power level and have caused fatal or injury
accidents of personnel, and hence the importance of corrective actions to prevent the recurrence ofsuch events is pointed out. The importance of countermeasures to the following individual events is
also pointed out:（1）corrosion of expansion joints in service water systems,（2）degradation of rubber
expansion joints in main condensers,（3）vibration and fatigue of expansion joints in extraction steamlines and（4）transgranular stress corrosion cracking of penetration bellows of containments.
Keywords

nuclear power plant, expansion joint, bellows, vibration, fatigue, corrosion

1．はじめに（1）（2）（ECCS）作動事象の分析」，「原子力発電所にお国内外の軽水型原子力発電所（軽水炉）の事故・
故障状況から教訓を学び，同種の事故・故障を防止（3）
ける水撃事象の分析」，「軽水炉の熱疲労による不（4）（5）
具合事象の分析」等を実施してきた．

することは，原子力発電の信頼性向上を図るために

本稿では，容器や配管と異なり，従来注目される有益である．われわれは，これまで「重要事象に関ことの少なかった伸縮継手に着目し，米国および国

わる信頼性向上の研究」として「非常用炉心冷却系内を対象に，経年的要因や設計・製造不良等による*（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

220

表１

PWR における伸縮継手の使用場所，材質，内部流体および口径例

使用場所（系統）
１
次
系

２
次
系

伸縮継手伸縮部の材質

内部流体

伸縮継手口径

格納容器貫通部
格納容器スプレイ系
廃棄物処理装置等の補助蒸気系
抽気系
補助蒸気系
復水系
復水器

金属
金属
金属
金属
金属
ゴム
ゴム

空気
ほう酸水
蒸気
蒸気
蒸気
復水
蒸気

60cm 程度
15cm 程度
8cm 程度50cm 程度
25cm 程度
70cm 程度
750 × 850cm 程度

循環水系
サービス水系
給水ポンプ駆動タービン排気系
非常用ディーゼル発電機排気系

ゴム
金属、ゴム
金属
金属

海水，河川水等
海水，河川水等
蒸気排気390cm 程度
90cm 程度
180cm 程度
15cm 程度

不具合事例の調査を実施し，プラント出力等への影

テンレスが用いられる．

響，損傷部位および損傷原因等を分析した．なお，

金属製伸縮継手の設計基準として，発電用原子力

原子炉格納容器配管貫通部ベローズに関しては，原設備に関する構造等の技術基準（7），JIS B2352 ベロ

子炉格納容器圧力バウンダリを構成する安全上重要

ーズ型伸縮継手（8）がある．また米国では，原子力用な構成品であり，最近米国において詳細な報告（6）がとして ASME Section Ⅲ（9），ASME B31.3（10）および

発表され，参考にした．

ASME B31.3 が引用している EJMA Standards（11）がある．これらの基準では疲労評価の方法等が記載されている．

2．伸縮継手の概要

金属製伸縮継手の製作方法について，抽気管伸縮
軽水炉では，使用場所に応じて金属製あるいはゴ継手を例に簡単に紹介する．板材を円筒状に溶接し，ム製の伸縮継手が圧力の低い個所に設置されてい液圧成型してベローズ部を製作し，端管を溶接する．

る．加圧水型軽水炉（PWR）の主な使用場所，材質，

製造の過程で放射線検査，液体浸透探傷検査，ある

内部流体および口径例を表１に示す．

いは耐圧・漏えい検査が行われる．
次に図２に標準的なゴム製伸縮継手の一例を示

沸騰水型軽水炉（BWR）においても，PWR とほぼ同様の箇所で使用されている．
図１に金属製伸縮継手を使用している

1 2

3

4

5

6

抽気管伸縮継手の一例を示す．抽気管伸縮継手は，タービンから抽気を取り出す
配管の熱膨張による伸びを吸収するために復水器内に設置されている．内部にはタービン抽気が流れ，外部はタービン排流れ方向 →

気にさらされる．抽気管伸縮継手には内部流体および外部流体がベローズ部で乱

6
5
4
3
2
1
番号

カバー
内筒
ベローズ
ネックリングスペースリング
端管
名 称れることにより発生する振動を防止するため，ベローズの内側に内筒が設置され，ベローズの外側にカバーが設置されている．抽気管伸縮継手の口径は 50程度であり，部品の材質には炭素鋼およびス

図１

金属製伸縮継手の例

炭素鋼
ステンレス
ステンレス
炭素鋼
ステンレス
炭素鋼
材 質

221

2

1

3

4．調査結果

5

4

5
4
3
2
1
番号

固持リング
補強リング
補強コード
ゴム
ゴム
名 称

炭素鋼，メッキ
炭素鋼
合成繊維
天然ゴム
合成ゴム
材 質

4.1

概要

4.1.1

炉型別の不具合事象発生状況

調査の結果，1984 年から 2000 年までの間に伸縮継手の不具合事象に係る 49 件の事象を収集した．
炉型別では PWR は 28 件，BWR は 21 件である．
このうち国内で発生した事象は BWR での 1 件だけである．図３に米国における一年当たりの平均発生

図２率を示す．図に示すとおり，PWR では 0.024，

ゴム製伸縮継手の例

BWR では 0.036，全体で 0.028 であった．格納容器

す．ゴム製伸縮継手については，製造者の基準で製

貫通部ベローズを除き，伸縮継手の不具合事象の報作されている．

告は，原子炉トリップ等の安全系の作動によってLER 等の報告が行われることが多いため，実際に発生している事象の一部と考えられるものの，いず3．調査対象情報および調査項目

れの炉型についてもほぼ同様に発生している．

3.1

調査対象情報0.04

今回，米国において法律に基づき米国原子力規制委員会（nuclear regulatory commission : NRC）への報告が義務付けられている原子力発電所設置者事
象報告（licensee event report : LER）
，NRC が実施︵ 平 0.03
件均
／発
0.02
炉生
︶率
0.01

する検査報告(inspection report），NRC の地方局が発行する原子力発電所での不具合事象等に関する情報（preliminary notification）および NRC と設置者

0

全体

図３

PWR

BWR

米国における１年当たり平均発生率

間のレターを，そして国内において法律や大臣通達に基づき経済産業省に報告が義務づけられており公
（12）
（13）
（14）
（15）

開されている軽水炉の事故・故障報告

を対

象とした．

なお，国内で発生した BWR での 1 件の事象は，補助ボイラ系の弁を操作中に伸縮継手から蒸気が漏（16）れたものであり，死傷者が発生している．
米国では人身事故に至った伸縮継手の不具合事象は報告さ

3.2

調査項目

1984 年から 2000 年までの上記情報に関し以下のれていない．

4.1.2

出力への影響の推移

項目を調査した．
(１) 発生プラントおよび発生年月日

伸縮継手不具合事象にかかる出力への影響の推移(２) 損傷対象の伸縮継手および設置系統を図４に示す．まず全体の発生率は，年毎にばらつ(３) 伸縮継手損傷による出力影響きが見られるが，継続的に発生している．原因は，(４) 伸縮継手損傷部位および損傷原因

劣化，設計・製造不良，人的ミスあるいは運転不良(５) 伸縮継手の対策等であり，劣化が特に多い．詳細は「４．２系統毎の損傷原因と重要な事例」に示す．

222

0.07

発 0.06
生率 0.05︵ 0.04
件 0.03／炉 0.02︶ 0.01

影響なし
出力減少
手動停止
原子炉手動トリップ
原子炉自動トリップ

図４

2000

1999

1998

1997

1996

1995

1994

1993

1992

1991

1990

1989

1988

1987

1986

1985

1984

0

西暦年

出力への影響また，原子炉トリップ等により出力への影響があ

3 件不具合が発生しており，事象発生毎に伸縮継手った不具合事象についても，最近に至るまで断続的

材質を変更して対策を実施している様子が伺えるに発生している．なお，1984 年と 1985 年に原子炉が，必ずしも成功しなかったようである．

トリップに至った事象が際だっているが，これにはＥ発電所では，設計不良による内筒の過度の振動

後述する２発電所それぞれで再発事象があったためにより，１ヶ月以内に抽気管伸縮継手の破損が再発である．

している．これらは運転開始直後に発生している．
以上のことから，これらの発電所では，結果的に

4.1.3

発電所毎の再発状況

複数ユニットをまとめた発電所単位での不具合事
象件数を見ると，6 件，5 件および 4 件の不具合事再発防止対策が不十分であったことを示している．

4.2

系統毎の損傷原因と重要な事例

象があった発電所がそれぞれ 1 個所，3 件の発電所

PWR と BWR それぞれの系統毎の伸縮継手損傷

が 2 個所，2 件の発電所が 7 個所，それ以外の発電原因の分類を表３と表４に示す．PWR においては，

所では 1 件であった．3 件以上不具合事象のあった

サービス水系が 11 件と群を抜いて多く，次に多い

発電所について，その発生年と概要ならびにユニッ

復水器の 3 件と大きな差がある．復水系と抽気系はト営業運転開始年を含めて表２にまとめる．

それぞれ 2 件ずつである．原因を見ると劣化による発電所単位で見ると，複数回不具合事象が報告さものが 14 件であり，半数を占めている．系統と原れている発電所では，類似事象が発生していること

因の組み合わせでは，サービス水系の劣化が 6 件とが明らかである．即ち，特に多くなっている．

Ａ発電所では，タービン蒸気シール系逃がし弁出

BWR においては，復水器および格納容器貫通部

口ラインの伸縮継手の破損，格納容器貫通部ベロー

がそれぞれ 5 件で最も多い．ついで復水系，抽気系，ズの漏えい率が発電所管理基準を超過した不具合がタービン蒸気シール系がそれぞれ 2 件となっていそれぞれ 2 回ずつ発生している．

る．原因を見ると劣化が最も多く PWR の場合と同Ｂ発電所では，サービス水系の不具合が 4 件発生しており，その内 2 件は伸縮継手の腐食が原因となっている．

様半数近くを占めている．系統と原因の組み合わせ
では復水器の劣化が最も多く 4 件である．
PWR と BWR を比較すると，サービス水系は

Ｃ発電所では，サービス水系の伸縮継手溶接部でPWR で多いが BWR ではわずか 1 件である．またの漏えいが 2 件発生し，更に伸縮継手タイロッドの

復水器については，PWR でも BWR でも同程度にボルト締め付け不良およびナットの隙間が不適切で発生している．復水系および抽気系についても件数ある不具合が発生している．

は同じである．格納容器貫通部については，PWR

Ｄ発電所では，復水器のゴム製伸縮継手においてで 1 件であり，BWR では 5 件である．

223

表２
発電所名およびユニット運転開始年（西暦）件数

Ａ発電所(BWR)
A1:1970年

発生年（西暦）およびユニット・タービン蒸気シール系逃がし弁出口ラインの伸縮継手が破損．

1985年, A1・タービン蒸気シール系逃がし弁出口ラインの伸縮継手が破損．

1991年, A1

・ドライウェルの格納容器貫通部ベローズを検査した結果，ベローズ外層に粒内応
力腐食割れ(TGSCC)による貫通クラック．

1992年, A1

・ドライウェルベント・パージの格納容器貫通部ベローズに解析条件と異なる伸縮継手使用．解析ではタイロッド付きシングルベローズ，実際はタイロッドなしのタ
ンデムベローズ．

1994年, A2・格納容器貫通部ベローズの漏えい率が発電所管理基準を超過．単層ベローズに更新．

1995年, A1

・格納容器貫通部ベローズの漏えい率が発電所管理基準を超過．ベローズ外層は健全．

1989年, B2・補機冷却水系伸縮継手の内筒溶接部で流体条件による繰り返し疲労損傷．

1993年, B2

・サービス水系金属製伸縮継手から僅かな漏えい．原因はステンレスベローズと炭素鋼製フランジとの異種金属溶接部での腐食・ピッチングと想定．

1994年, B2

・サービス水系伸縮継手の取替（理由は記載なし）．

1995年, B1

・サービス水系伸縮継手ゴムが流体加速によるエロージョンのため損傷して金属ベルトが腐食し，電動弁開閉試験時の圧力パルスが要因となって伸縮継手が破損．

Ｂ発電所(PWR)
B1:1976年

5

B2:1987年

1999年, B2
1990年
Ｃ発電所(PWR)

1992年
4

1986年

Ｄ発電所(BWR)

3

不具合事象の概要

1984年, A2

6

A2:1971年

不具合事象件数が３件以上の発電所

・サービス水ポンプ真空破壊逆止弁が保守不良で開放しなかったことによりウォー
タハンマーが発生し伸縮継手破損．
・サービス水系伸縮継手モネル合金製ベローズと内筒との周方向溶接部でピッチン
グによる漏えい．
・非常用ディーゼル発電機サービス水系伸縮継手のモネル合金製ベローズ長手方向
溶接部にピンホール漏れ．

1995年

・サービス水系伸縮継手のタイロッドボルト締め付け不良による伸縮膨張の阻害．

1997年

・再循環スプレー系伸縮継手中間タイロッドナットの隙間が不適切である設計欠陥．

1989年

・復水器伸縮継手ゴムを通して進入した湿分により麻の強化繊維が劣化．

1995年

・復水器エチレンプロピレン製伸縮継手にタービン油付着，浸透により劣化．

1999年

・復水器エラストマー製伸縮継手で接合処理手順書に従わなかったことによる接合不良．

1984年

・設計不良による内筒の過度の振動により抽気管伸縮継手破損．

1984年

・内筒の設計流量が小さく，内筒に凹凸があった設計不良による内筒の過度の振動により，抽気管伸縮継手破損が対策不十分のため前回と別の個所で一ヶ月以内に再発．

1985年

・循環水ポンプ出口バタフライ弁ギア取付ボルト疲労損傷により弁体が回転して閉止し，急激な圧力上昇を引き起こしたため伸縮継手損傷．

1985年

Ｅ発電所(BWR)
1984年

3

注：表中複数ユニットの不具合情報のあるＡ，Ｂ発電所について，それぞれユニットを A1,A2,B1,B2 で
区別した．

224

表３

系統毎の伸縮継手損傷原因の分類（ＰＷＲ）
計

劣化

サービス水系

系統

11

6

復水器

3

3
1

復水系

2

抽気系

2

非常用ディーゼル発電機排気系

2

換気空調系

2

1

格納容器貫通部

1

1

給水系

1

1

再循環スプレー系

1

燃料取替用水タンクまわり

1

補機冷却水系

1

ヒータドレン系

1

表４
系統

製造不良

人的ミス

運転不良

記載なし

3

1

1
1
2

1

1
1

1
1
1
1

28

合計 （件数）

設計不良

14

2

1

3

1

7

系統毎の伸縮継手損傷原因の分類（ＢＷＲ）
計

劣化

製造不良

復水器

5

4

1

格納容器貫通部

5

1

復水系

2

抽気系

2

2

タービン蒸気シール系

2

1

サービス水系

1

循環水系

1

湿分々離加熱器まわり

1

人的ミス

運転不良

過圧

1

記載なし
3

1

1
1

1
1
1

非常用復水系

1

1

補助ボイラ

1

1

合計（件数）

21

9

1

2

1

2

6

次に原因の半数を占めている劣化について，更にBWR では，復水器の劣化が 4 件と最も多く，分類した結果を PWR と BWR それぞれについて表PWR と同様全てが原子炉トリップに至っている．

５と表６に示す．両表には系統毎の出力への影響状

また，抽気系についても，振動・疲労により 2 件原況と件数を合わせて記載する．

子炉トリップに至っている．

劣化の原因として，PWR では腐食が 6 件と最もまた，格納容器貫通部では PWR，BWR それぞれ多く，ついで振動・疲労が 4 件となっている．一方

1 件ずつ腐食により損傷しているが，これらはいず

BWR では振動・疲労が 4 件で最も多くなっていれも粒内応力腐食割れによるものである．

る．これらから伸縮継手の劣化原因としては振動・疲労および腐食が主であることがわかる．

以上より，発生系統，原因，および出力への影響
あるいは安全上の重要性を考慮すると，サービス水

PWR では，サービス水系の腐食が 5 件と最も多系の腐食，復水器のゴム製伸縮継手の劣化，抽気管

く，出力への影響も発生している．また，復水器に伸縮継手の振動・疲労，そして格納容器貫通部ベロ

ついては，3 件の劣化全てが原子炉トリップに至っーズの粒内応力腐食割れが重要な事例であると考えている．

られる．これらについて次項で分析する．

225

表５
系統

計

サービス水系

6

復水器

3

系統毎の劣化による伸縮継手損傷の分類（ＰＷＲ）

振動・疲労

腐食

エロージョン

5(1)

1(1)

その他

出力への影響 件数(割合%）1

自動トリップ：2件,手動トリップ：1件(計100%)
手動トリップ：1件(100%)

手動停止2件(33%)

2

復水系

1

1

換気空調系

1

1

格納容器貫通部

1

給水系

1

1

1

1

14

4

補機冷却水系
合計（件数）

注：表中，
（

1

6

3

６件 (43%)）内の数字は出力への影響があった件数（内数）を示す．
表６

系統

系統毎の劣化による伸縮継手損傷の分類（ＢＷＲ）

計

振動・疲労

復水器

4

抽気系

2

格納容器貫通部

1

タービン蒸気シール系

11

湿分々離加熱器まわり

1

1

合計（件数）

9

4

4.2.1

1

腐食

その他

出力への影響件数(割合%）4

自動トリップ：3件,手動トリップ：1件(計100%)2

自動トリップ：2件(100%)1
自動トリップ：1件(100%)
手動トリップ：1件(100%)
1

サービス水系

4

8件(89%)

重要である．表８に復水器ゴム製伸縮継手の劣化事象を整理した．また当該ユニットの運転開始からのサービス水系で発生した伸縮継手の腐食 5 件につ年数も記載した．

いて表７に示す．サービス水としては，河川水，湖表に示す通り，復水器ゴム製伸縮継手の劣化は，

水あるいは海水が使用されている．いずれも十分水

クランプナットの過度の締め付け（Ｉ発電所）ある

質管理された系統水とは異なるため，環境条件とし

いは油の付着（Ｄ発電所）があり，これらは経年劣て注意を要する．河川水を使用している発電所にお化以外の原因である．また，経年劣化によると見ないても炭素鋼製部分あるいはステンレスと炭素鋼とせる事象もＨ発電所とＫ発電所で発生しており，運の溶接部分で腐食が発生している．定期的に点検・転開始からの年数を見ると 5.2 年および 12.2 年とな取替を実施していたかどうかの記載はないが，このっている．なお，Ｊ発電所では復水器外枠の変形にような個所については，材質変更等の設計変更，定よるゴムベルトへの応力が加わって劣化している

期的な点検の実施あるいは点検・取替頻度の見直し

が，これは経年劣化の要素も含んでいる考えられ，が必要であることを示している．

運転開始から 15.2 年で事象が発生している．運転

一方，海水系で発生した腐食についても，炭素鋼ではないものの，同様の対応が必要である．

開始から事象発生までに，ゴム製伸縮継手の修理や取替の実施有無は記載がないが，定期的取替計画を予め定めているとは考えにくいことから，使用年数

4.2.2

復水器

と解釈すると，早ければ 5 年から 15 年程度で劣化による不具合が発生する可能性を示唆している．従表５と表６に示したように，復水器のゴム製伸縮って，復水器のゴム製伸縮継手については，ゴムの継手の損傷 7 件は全て出力へ影響を及ぼしており，劣化状況の点検，あるいは定期的な取替計画が必要

プラントの信頼性向上の観点から損傷防止の徹底がであることが明らかである．

226

表７
発生年およ
び発電所

サービス水系で発生した伸縮継手の腐食

原

因

対

策

サービス水の
種類

1988年
Ｆ発電所

炭素鋼製フランジの電気化学腐食

サービス水に接する炭素鋼部をコーティングした伸縮継手に取替

河川水

1986年
Ｇ発電所

サービス水系ポンプ入口配管の伸縮継手に腐食の兆候

配管にフランジを溶接して伸縮継手を取
替

湖水

1990年
Ｃ発電所

流れの滞留により有機物が蓄積し，モネル合金製ベロー
ズと内筒との溶接部にピッチング発生

暫定的にゴム継手に取替

海水

1992年
Ｃ発電所

モネル合金製ベローズ長手方向溶接部に隙間腐食または微生物による腐食によりピッチング発生

暫定的にゴム継手に取替．将来インコネ
ル625ベローズに取替

海水

1993年
Ｂ発電所

ステンレスベローズと炭素鋼製フランジとの溶接部に腐食またはピッチング発生

暫定的にエポキシにより保修

河川水

注 : Ｂ，Ｃ発電所は表２と同様．

表８
発生年および
発電所

原

復水器ゴム製伸縮継手の劣化
対因策

運転開始から
の年数

1985年
Ｈ発電所

ゴム製伸縮継手の経年劣化

伸縮継手取替

12.2年

1989年
Ｉ発電所

クランプの取付ナットの過度の締め付け，および保護カ
バー脱落により蒸気にさらされたことによる劣化

伸縮継手取替
ナット締め付けトルク管理

2.2年

1989年
Ｄ発電所

ゴムを通して進入した湿分により，麻の強化繊維が劣化

ポリエステル強化繊維を含んだベロー
ズに取替

4.1年

1992年
Ｊ発電所

復水器外枠の変形によるゴムベルトへの応力に伴う劣化

伸縮継手を改良品に取替

15.2年

1992年
Ｋ発電所

ゴム製伸縮継手の経年疲労

当該伸縮継手を修理

5.2年

1992年
Ｋ発電所

ゴム製伸縮継手の経年疲労（上の事象から5日後別の場
所で再発）

全ての復水器ゴム製伸縮継手を取替

5.2年

1995年
Ｄ発電所

エチレンプロピレン製伸縮継手にタービン油が付着して浸透．外表面が劣化して穴があいた．

エチレンプロピレン製伸縮継手をネオプレン製に取替

10.0年

注 : D 発電所は表２と同様．

4.2.3

抽気系

蒸気流の乱れを防止し，ベローズを保護するために設置されているが，本来の目的を達成していなかっ表６に示す通り，BWR では，抽気系で振動・疲たことになる．

労により 2 件プラント自動トリップが発生している．これは表２でも紹介したように，内筒の設計蒸4.2.4

格納容器貫通部

気流量が少なく，内筒に凹凸があったという設計不良により発生している．当該発電所は運転開始直後

表５と表６に示すように，格納容器貫通部の伸縮であったが，事象が短期間に 2 回発生している．こ継手ベローズの腐食がそれぞれ 1 件ずつ発生していの伸縮継手は，図１に示した構造をしており，またる．これらはプラント出力に影響するものではない「２．伸縮継手の概要」に記載したように，タービ

が，原子炉格納容器圧力バウンダリを構成する機器

ン抽気を低圧給水加熱器へ送るために復水器内を通であり，事故時に放射性物質を閉じこめる機能を有過している抽気配管に設置され，タービンと復水器する重要な機器である．

の熱的伸びを吸収する．抽気管伸縮継手の内筒は，BWR では，1991 年にドライウェル貫通部ベロー

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ズ外層で，粒内応力腐食割れによる貫通クラックが(a) サービス水系の伸縮継手については，河川水，報告されており，対策として貫通部を閉止している．

湖水あるいは海水の環境下にあり，腐食の発生

また PWR では，1987 年に粒内応力腐食割れが発見しやすい状況にあるため，このような個所につされたが，その後保修上の人的ミスで塩素を含有しいては，伸縮継手材質を考慮した点検・取替周た保温材が取り替えられていなかったことから，期の設定が重要である．国内では，海水系で使1995 年に粒内応力腐食割れが発生している．

用される伸縮継手には耐腐食性の材料が使用され，またゴム製伸縮継手については，ゴムの劣5．考察

化状況の点検が行われている．

（1）伸縮継手の不具合事象の報告は，格納容器貫通(b) 復水器のゴム製伸縮継手については，通常の使部ベローズを除き，原子炉トリップ等の安全系の作用状態においてもゴムの経年劣化を考慮する必動によって LER 等の報告が行われることが多いた

要があり，米国での損傷事例から判断すると，め，伸縮継手の損傷があったとしてもそれだけで必

ゴムの劣化状況の把握，あるいは定期的な取替

ずしも事象が報告されない．従って，本調査で収集計画が必要であることが明らかである．国内でした 49 件の不具合情報は，実際に発生している損は，復水器のゴム製伸縮継手を含め，ゴム製伸傷の一部であると考えられるが，プラントの安全

縮継手についてゴムの劣化状況の点検が行われ性・信頼性に影響を及ぼす恐れのある不具合を防止ている．

するために，これらの不具合情報から教訓を学ぶという観点から有益な情報である．

(c) 抽気管伸縮継手については，復水器内に設置されており，また伸縮継手ベローズにカバーが設（2）米国では 48 件の不具合事象を収集したが，人置されているため，点検・検査が容易ではない．

身事故に至った不具合事象は報告されていない．国

抽気管伸縮継手が損傷すると，復水器の真空低内の伸縮継手の不具合事象は 1 件と少ないが，死傷下により出力が低下する．更に米国の事象では，者が発生した事象である．補助蒸気系等高温流体を結果的に抽気管伸縮継手の破損に伴って，復水内包する伸縮継手が破損した場合にはこのような危器のゴム製伸縮継手も損傷し，プラントトリッ

険性を持っていることを考慮した点検，取替計画がプに至っている．こうした事象は，点検しにく重要であると考えられる．

い個所においても損傷は発生し，連鎖的な破損によって思わぬ結果となることを示唆してい（3）伸縮継手の不具合事象が 3 回以上報告された発る．また，抽気管伸縮継手の損傷は PWR でも電所単位（複数のユニットを含む）で見ると，いず

1 件報告があり，原因は記載がないが，修理のれも類似事象が再発しており，結果的に再発防止対ため出力減少を余儀なくされている．

策が不十分であったことを示している．経済性と社

なお，抽気管伸縮継手のベローズ設計におい会的影響を考慮すると，国内でも対策を確実に実施ては，「２．伸縮継手の概要」で述べたようなして再発防止に徹することが重要である．

基準に基づいて疲労評価が行われるが，評価の対象は起動停止等による熱的伸びであり，流体（4）発生系統，原因，および出力への影響あるいはによる振動ではない．内部流体あるいは外部流

安全上の重要性を考慮すると，サービス水系の腐食，体により誘起される振動は発生しないように設復水器のゴム製伸縮継手の劣化，抽気管伸縮継手の計，製作ならびに設置することが前提となる．

振動・疲労，そして格納容器貫通部ベローズの粒内更に実使用環境で傷や腐食等が発生していない

応力腐食割れが重要な事例であると考えられる．

ことも当然である．国内では，内筒およびカバーの設置やサポート設置により振動防止が図ら228

れるとともに，点検，取替等の予防保全が行わ（2）伸縮継手の損傷について，経済性と社会的影響を考慮すると，確実な再発防止対策が重要であ

れている．

る．
(d) 格納容器貫通部ベローズの粒内応力腐食割れに関しては，「１．はじめに」で触れたように，（3）発生系統，原因，および出力への影響あるいは2001 年 5 月，NRC からプラント運転認可更新

安全上の重要性を考慮すると，次の４項目が重プラントだけでなく，運転中プラントに対して要である．
(a)サービス水系の伸縮継手については，伸縮継手も取り組むべき重要な問題として，経年劣化管

材質を考慮した点検・取替周期の設定

理について詳細な報告書が発行された．この中で以下のように結論付けられている．

(b)復水器のゴム製伸縮継手の劣化状態の把握ある
いは定期的な取替計画①格納容器貫通部伸縮継手ベローズが主として
粒内応力腐食割れにより損傷してきた．
②湿潤環境や塩素が保温材からベローズ上に浸(c)抽気管伸縮継手の振動・疲労防止(d)格納容器貫通部ベローズの粒内応力腐食割れへの注意

出するような環境では２，３年でベローズの国内では，伸縮継手の不具合事象調査の結果，上損傷が発生することから，環境が主要な要因である．
③粒内応力腐食割れを検出するための信頼性の記（1）に関連する 1 件だけであるが，今後とも伸縮継手について十分な配慮が必要であると考えられる．

高い手段が欠如していること，そして一たんベローズの層に漏えい率試験に合格しな

文献

いような割れが生じると，相対的に困難で費用がかかってもベローズの交換が必要と

(1)

なる．

麻坂 顯一，加藤 啓之，木田 正則，熊田 雅充，

非常用炉心冷却系（ECCS）作動事象の分析，日本原子力学会誌 36，501（1994）．

国内では，毎年格納容器漏えい率試験または局所漏えい率試験による管理が実施されている．

(2)

麻坂 顯一，加藤 啓之，木田 正則，原信一，熊田 雅充，非常用炉心冷却系（ECCS）作動事象の分析，INSS JOURNAL No.2，pp.169-179（1995）．

6．まとめ

(3)

撃事象の分析，INSS JOURNAL No.6，pp.103112（1999）．

米国および国内における伸縮継手の不具合事象を調査分析した．その結果以下のことが明らかになっ佐藤 正啓，柳 千裕，原子力発電所における水(4)

奥田 恭令，軽水炉の熱疲労による不具合事象の分析，INSS JOURNAL No.7，pp.88-99（2000）．

た．
伸縮継手の不具合事象は PWR および BWR において，劣化，設計・製造不良，人的ミスあるいは運転不良等の原因により継続的に発生しており，プラント出力への影響を及ぼす事象および人身事故に繋(5)

奥田 恭令, 軽水型原子力発電所の熱疲労による配管等の損傷の分析，原子力 eye 第 47 巻，第 5号，60（2001）．
(6)

NRC NUREG/CR-6726, Aging Management

がる事象も発生していることから，以下の点が特にand Performance of Stainless Steel Bellows in

重要である．

Nuclear Power Plants, May 2001．

（1）補助蒸気系等高温流体を内包する伸縮継手が破(7)

通商産業省告示第 501 号．

損した場合には人身事故の危険性を持っていることを考慮した点検取替計画が重要である．

発電用原子力設備に関する構造等の技術基準，(8)

JIS B 2352-1994，ベローズ型伸縮継手．

(9)ASME Boiler and Pressure Vessel Code,229

Section Ⅲ, 1998 Edition．
(10) ASME /ANSI B31.3 Appendix X, Metallic
Bellows Expansion Joints，1996 Edition．
(11) Standards Of Expansion Joint Manufacturers
Association， Inc．， Seventh Edition 1998，
EJMA．
(12) 電気事業法，第 106 条．
(13) 電気関係報告規則，第 3 条．
(14) 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律，第 67 条．
(15) 実用発電用原子炉の設置・運転等に関する規則，第 24 条第 2 項．
(16) 通商産業省資源エネルギー庁公益事業部原子力発電安全管理課，原子力発電所運転管理年報平成５年版，p.318（1993）．