236

インデンターモジュラス法によるケーブルの経年劣化診断手法の検討
Study on the Ageing Degradation Diagnosis of Electric Cables Basedon Indenter Modulus Method
松波潮（Ushio Matsunami)＊

三上雅生（Masao Mikami)＊

要約 原子力発電所の安全性と信頼性を確保する上で，ケーブルの経年劣化の診断が重要である．
このためにいくつかの方法が提案されている中で，原子力安全システム研究所では，10 年ほど以前からインデンターモジュラス法に取り組み，その優秀性を実証してきた．ここではまず，原子力安全基盤機構の調査研究に参加し，難燃エチレンプロピレンゴム絶縁ケーブルの経年劣化診断に対しAEA Technology 社製の装置によるインデンターモジュラス法が最も優れていることを実証した．
続いて，特性の改善を目指して筆者らが新しく開発して製作したインデンターモジュラス測定装置の特性を求め，まず，ケーブルの経年劣化診断に十分使えることを確認した．次に，先端の形状が異なる押針を用いて実験した結果，測定値のばらつきは押針の形状に依存しないことを見出した．
キーワード

低圧電気ケーブル，シリコーンゴム絶縁ケーブル，難燃 EP ゴム絶縁ケーブル，絶縁劣化，インデンターモジュラス，押針形状

Abstract
Diagnosis of aged electric cables is essential for safe, steady operation of nuclear
power plants and various diagnostic techniques have been proposed. The Institute of Nuclear Safety
System, Incorporated selected indenter modulus method as the best cable diagnostic method andhas demonstrated the superiority of this method for nearly a decade. In this study, the authors
participated in a research program sponsored by the Japan Nuclear Energy Safety Organization andverified that an indenter modulus method that used an apparatus made by AEA Technology wasmost effective for diagnosing the ageing degradation of flame retardant ethylene-propylene rubber
insulated cables. Then they developed a new indenter modulus measurement apparatus to improvethe diagnostic performance and measured the characteristics of this apparatus. As a result they
confirmed that this apparatus was also useful for ageing degradation diagnosis of electric cables.
Following the above study, they carried out a cable diagnosis test using indenters of various tip
configurations. The results showed that variation of measured indenter modulus values wasindependent of indenter tip configuration.
Key words

low-voltage cable, silicon rubber insulated cable, flame retardant ethylene-propylene rubber
insulated cable, insulation deterioration, indenter modulus, indenter configuration1.

はじめにも機能の維持が要求される．
原子力発電所用ケーブルのうち 90％以上を占める

原子力発電所で使用されている電気ケーブルは全電圧 600V 以下の低圧ケーブルについて，現在のと長 1000〜2000km に及び，電動機等の機器へ電力をころ劣化評価に関する確立された診断手法がなく，供給する機能と機器の監視・制御信号を伝達する機定期的な絶縁抵抗測定や系統，機器と組み合わせた能を有している．これら電気ケーブルは，熱や放射動作確認により健全性確認が行われているが，劣化線環境において，酸化等により徐々に絶縁性能低下度の評価が困難である．このため，ケーブルをそのなどの経年劣化が進行する．特に，原子炉格納容器性能を損なうことなく，布設状態のままで劣化度を内の安全系に属する電気ケーブルは，設計想定事故測定する非破壊劣化診断技術の開発が進められ (1)〜時の高温水蒸気と高放射線量の過酷な環境において(3)，また電力会社でも高経年化対策の観点から超音＊(株)原子力安全システム研究所

技術システム研究所

237

波伝搬速度法等による評価等が試みられている(4)．

2.

ケーブルの各種絶縁材料に対する検討

2.1

シリコーンゴムの熱劣化特性(7)(8)低圧ケーブルのシースや絶縁材料には，塩化ビニル，ポ リ エ チ レ ン，エ チ レ ン プ ロ ピ レ ン ゴ ム（EP ゴム），シリコーンゴムなどの高分子材料が用途や環境に応じて用いられている．それぞれの絶縁材料は，熱，紫外線，放射線等の環境条件により，高分子の非破壊劣化診断技術として IM を選定し，3.1 に連鎖同士が新たに結合（架橋），逆に連鎖が切断（分示す AEA Technology 社製の測定装置を採用し，こ子鎖切断）する等の化学構造変化が生じる(5)．こうれをシリコーンゴム絶縁ケーブルの熱劣化特性測定

した化学構造変化により，これら絶縁材料は硬化やに適用して，その熱劣化特性を求めた．また，劣化脆化等を起こして弾性率が大きくなり，その後の振に伴う破断時伸びの値を測定し，IM 測定値と比較

動や熱サイクルによって絶縁材料に亀裂が発生する．

した．その結果を図 1 に示す．IM 測定値は熱劣化

低圧ケーブルでは絶縁材料の劣化に対して電気抵抗特性をうまく把握でき，さらに一般的な劣化指標で等の電気特性の変化は小さい．絶縁材料に発生するある破断時伸びに換算することでケーブルの劣化度

亀裂等に湿気からの水分が付着することによって急が診断できることを確認した．さらに，IM 測定値

激な絶縁低下に至り，始めて検出が可能となることと国際規格である IRHD（international rubber hard-が多い．

ness degree）(9)マイクロ硬度計コンパクト測定値の原子力安全システム研究所（以下「INSS」とい関係を図 2 に示す．IM 測定値と IRHD 硬度の間にう）では，10 年余り以前に高経年化研究センター検はよい相関がある．これにより現場測定向きである査技術グループの前身である潜在事象研究プロジェ

IM 測定によるケーブルの劣化診断の見通しが得らクトにおいて，難燃 EP ゴム絶縁の電力ケーブルと450経年劣化の検査技術の研究を開始した．そこでは，

400

当時提案されていたケーブルの非破壊診断技術の酸化誘導温度・期間，熱重量分析，超音波伝搬時間，誘電正接，インデンターモジュラス（Indenter Modulus：IM）を選定し，放射線照射と熱による劣化に破断時の伸び（％）

制御ケーブルに関し耐熱ビニル等の被覆材も含めたついてそれぞれの劣化度合いとの相関性を求めた．

350
300
25020015010050そして，その結果から IM が最も良い非破壊劣化診00

断技術であるとの評価を下した(6)．
本検討では，IM 法による各種ケーブル絶縁材料の劣化特性として，以前三上が取り組んだ原子炉格納容器内の安全系に使用されているシリコーンゴム絶測定値
95％下限
95％上限
近似曲線

102030IM測定値（Ｎ/mm）40

図 1 IM 測定値と破断時伸び（シ リ コ ー ン ゴ ム，三 菱 電 線 製 FR-CRDM-INR
3.5mm2，135℃〜175℃熱劣化 0〜373 日）

縁材料の熱劣化特性(7)を再掲し，原子力安全基盤機構（JNES）の劣化供試体を用いた難燃 EP ゴム絶縁

100

材料の熱・放射線同時劣化特性測定の結果を示す．
90性について概要を述べる．さらに，筆者らが独自に開発した IM 計測装置の特性および押針の先端がケーブルと接触する面積を大きくすることによる測定値のばらつきへの影響を検討した結果について報告する．

IRHD硬度次に原子力発電所の実機ケーブルへの IM 法の適用

80706050
051015202530
IM測定値 （N/mm）3540

図 2 IM 測定値と IRHD 硬度（シ リ コ ー ン ゴ ム，三 菱 電 線 製 FR-CRDM-INR
3.5mm2，155℃熱劣化 0〜199 日）

238

れた．

評価結果を図 3 に示す．破断時の伸びとインデン

これらの結果は既に発表しているが(7)(8)，以下の検ターモジュラス間の相関は非常によい．

討のため再掲した．

2.2

架橋ポリエチレン系，EP ゴム系の熱・放射線同時劣化特性

2.3

実機での測定実機に対する IM 測定の適用性を検討するため，
3.1 に示す AEA Technology 社製の測定装置を用い

JNES は，2005 年度に「原子力プラントのケーブて原子炉格納容器内において低圧ケーブルの測定を

ル経年変化評価技術調査研究」(10) の一貫として，実施した．IM 測定の対象は絶縁体であることから，「ケーブル非破壊劣化診断技術の実機適用性調査」を被覆材が取り除かれたケーブル末端部において実施

以下の要領で実施した．

した．原子炉格納容器内低圧ケーブルの測定状況の(1)

調査対象とする診断技術は公募により，少な例を図 4 に示す．AEA Technology 社製の IM 測定

くとも平成 21 年までに実機で使用できる見通し装置は，プローブヘッドの保持冶具に測定対象のが得られているものを選定する．

ケーブル絶縁体を挟み込んで測定する構造であるが，第Ⅰ期の診断対象は，架橋ポリエチレン，難端子箱内で解線したケーブル末端部の現状の形態に燃架橋ポリエチレン，EP ゴムおよび難燃 EP ゴ十分対応したものであり，現地の測定に適応していム で あ る．ま た，第 Ⅱ 期 の 診 断 対 象 は，シ リることが検証できた．

(2)

測定の結果，当該ケーブルに顕著な劣化は見られコーンゴムおよび特殊耐熱ビニルである．
(3)

診断に用いる供試体は，JNES において，熱ず，現状では健全な状態であると判断された．と放射線により同時劣化されたもので，破断時の伸び値は事前に把握されている．
(4) 選定された診断技術の測定データは，ラウンドロビン方式で各機関が取得する．
こ の 調 査 に は，INSS を 含 め 3 社 が 参 加 し た．
INSS は 3.1 に示す AEA Technology 社製の測定装置の IM 測定により参画した．IM 測定値と破断時の伸びとの相関性を評価した結果，現在の技術ではこの方法が最も優れていることおよび IM 測定は，一部のケーブルを除き，架橋ポリエチレン系および

図 4 原子炉格納容器内の測定状況（矢印のところのケーブルを測定中）

EP ゴム系の絶縁体に適用可能であることの評価を得ている．一例として，C 社難燃 EP ゴムの相関性

3.

インデンターモジュラス（N/mm）

30
黒芯
白芯
赤芯

IM 測定の精度向上の検討

3.1 IM 測定装置の概要と測定対象

25

これまでの IM 測定には，英国 AEA Technology

20

社製 Cable Manager として製品化されているもの（図 5，以 下「AEA 装 置」と い う．）を 使 用 し て き

15た．IM 測定の原理を図 6 に示す．次に，押込み変10500400300200100

破断時の伸び （%）

図 3 IM 測定値と破断時伸び（C 社難燃 EP ゴム絶縁体，R2=0.96）（R2は多項式回帰の決定係数）

0位（押針移動量）と押込み力（荷重）の測定例を図7 に示す．この図は，押込み力の上限を 3.5N に設定して測定した例を示しており，始めに押込み変位が進むにつれて押込み力が増加するが，両者はほぼ直線の関係にある．上限値に達すると押針は引抜か

239

3.2 IM 測定精度上の問題

供試体ケーブルコントロールボックス

IM 測定は，1 本の供試体に対して押針押込み位置を少し変えて 6 点の測定値の平均を求めているので6 点の測定値のばらつきをできるだけ少なくするこ

プローブ
ヘッドとが必要である．しかし，このばらつきは，図 8 にＡＣ電源示すように，ケーブルの劣化が進行するほど大きくなる傾向がある．その原因として，劣化が進行するほど，ケーブルの測定部位によって表面の硬度が異なってくることが推測された．そこで押針の先端がケーブルケーブル表面を押している面積を大きくして，IM測定値のばらつきを低減する可能性を調べるため，押針の先端形状を変化させてみることにした．現在まで用いてきた AEA 装置の押針は，JIS K 6253 の図5

AEA Technology 社製 IM 測定装置れるが，変位は連続してプラスの値で示している．

「ディロメータ硬さ試験」の押針を参考にしたもの
で，先端が円錐台状でケーブル表面との接触部が平面状になっている．

また，押針押込み位置を少し変えて 6 点測定した結なお，AEA 装置は購入から 10 年程度を経過して果，再現性が良好なことを示している．IM 測定のいること，また，自作品の方が試験に応じて装置の結果（値）は押針を押込んだ時の押込み変位に対す改良も容易になることから，筆者らは新たに IM 測る押込み力の勾配であり，表面硬さを示す物性弾性定装置（以下「INSS 装置」という．）を開発し，製係数と同じ N/mm の単位で与えられる．

作することとした．

供試体（絶縁体）

保持治具

IM測定値:黒芯導体(N/mm)

35

1505
１点目
荷重［N］

205

IM 測定装置の原理

42510押針(Indenter)

図61点目
2点目
3点目
4点目
5点目
6点目
平均

3050

100150
劣化期間 (日)200250

図 8 IM 測定の 6 点測定値の推移（シ リ コ ー ン ゴ ム，三 菱 電 線 製 FR-CRDM-INR
3.5mm2，155℃熱劣化 0〜199 日）

２点目
３点目

3４点目

3.3

INSS 装置の開発

3.3.1

INSS 装置の構成

５点目

2６点目

100200

400

600

800

押針移動量 ［ μm］

図 7 IM 測 定 に よ る 押 込 み 力（荷 重）・押 込 み 変 位（押針移動量）曲線の例

INSS 装置は，測定部，制御ボックスおよびパソコンで構成し，パソコンは汎用品で，制御ボックスとは USB 一本で接続する．
測定部は，小型の圧縮型ロードセルを固定した台240とロードセルに垂直に載せた押針を駆動モータによ3.3.2

AEA 装置との比較り上下移動させる構造であり，押針は取替えが簡単にできるようにしてある．押針の押込み速度の設定

今回製作した INSS 装置および AEA 装置で求め値は現在のところは固定としているが，設定値を変た IM 測定値の比較を行った．なお，絶縁体の試料として加熱劣化させたシリコーンゴム絶縁体および更可能にするよう改良を計画している．
制御ボックスは，モータドライバ，ロードセル変難燃 EP ゴム絶縁体を使用した．
得られた IM 測定値の比較を図 10 と図 11 に示す．

換器，DC 電源，マイコン等を収納している．

シ リ コ ー ン ゴ ム で は，INSS 装 置 の IM 測 定 値 と装置の全体構成を図 9 に示す．

AEA 装置の IM 測定値は非常によい一致を示している．一方，難燃 EP ゴムの測定値は，IM 測定値が大きなところで差が少し大きくなっているものの，それ以下では INSS 装置の IM 測定値と AEA 装置のIM 測定値は比較的よく一致している．
IM 測 定 値 と 破 断 時 の 伸 び と の 相 関 に つ い て，
INSS 装置と AEA 装置の結果を比較すると図 12 と図 13 のようになる．シリコーンゴムでは破断時の伸びが小さな（劣化が進行した）範囲で相関がよくな
制御ボックス

測定部

いが，R 2 乗値は AEA 装置が 0.93 に対して INSSパソコン

装置が 0.92 となり，ほぼ一致している．一方，難燃

図 9 新しく製作した IM 測定装置全体構成

60
AEA黒芯

50
y = 1.02 x40
黒芯
白芯

302040

INSS：R 2=0.9230201010050000102030405060

図 10 INSS 装置と AEA 装置による IM 測定値の比較（シリコーンゴム，三菱電線製 FR-STP-INR，155℃熱劣化 0〜427 日）

3002001000（％）

図 12

INSS 装置と AEA 装置による IM 測定値と破断時の伸びとの相関の比較（シリコーンゴム，三菱電線製 FR-STP-INR，155℃熱劣化 0〜427 日）
80

70
y = 1.04 x
60
5040

黒芯
白芯
赤芯

30
20

IM測定値 （Ｎ/mm）(N/mm)

400

破断時の伸びAEA装置IM測定値（N/mm）

INSS装置IM測定値

AEA白芯
INSS黒芯
INSS白芯2
AEA：R =0.9350
IM測定値 （Ｎ/mm）

INSS装置IM測定値（N/mm）

606040

AEA黒芯
AEA白芯
AEA赤芯
INSS黒芯
INSS白芯
INSS赤芯AEA：R 2 =0.77
2
INSS：R =0.7920100600001020304050
AEA装置IM測定値 (N/mm)

6070

図 11 INSS 装置と AEA 装置による IM 測定値の比較（難 燃 EP ゴ ム，三 菱 電 線 製 FR-CPHS，120℃ 熱 劣 化0〜427 日）

500

400300

破断時の伸び200

1000（％）

図 13 INSS 装置と AEA 装置による IM 測定値と破断時の伸びとの相関の比較（難 燃 EP ゴ ム，三 菱 電 線 製 FR-CPHS，120℃ 熱 劣 化
0〜427 日）241

EP ゴムでは，全ての範囲で相関はあまりよくない60

置が 0.79 であり，シリコーンゴムと難燃 EP ゴム
は，ともに IM 測定値と破断時の伸びとの相関におけるばらつきが同程度である．

3.4

押針先端形状の影響

IM測定値 （Ｎ/mm）

が，R2 乗値は AEA 装置が 0.77 に対して INSS 装押針-0：R 2 =0.9250

押針-1：R 2 =0.92
押針-2：R 2 =0.93

40302010

押針の先端がケーブル表面を押している面積を大0500きくして，IM 測定値のばらつき低減の可能性を調べた．このために 3 種類の先端形状の押針を製作した．各押針の先端形状を図 14 に示す．AEA 装置で用いてきた現状の押針− 0 は，先端が円錐台状で，ケーブル表面との接触部を平面状にしている．これ示す．一方，難燃 EP ゴムについては，図 13 に示し

1000100
押針-0：R 2 =0.98

IM測定値 （Ｎ/mm）

押針− 0，1，2 によるシリコーンゴムに対するIM 測定値と破断時の伸びとの相関の比較を図 15 に200

図 15 3 種類の押針による IM 測定値と破断時の伸びとの相関の比較（シ リ コ ー ン ゴ ム 黒 芯 ・ 白 芯，三 菱 電 線 製
FR-STP-INR，155℃熱劣化 0〜427 日）との接触部を球状にしたものである．最後に，押針の平面長手部分を接触させることを考えた．

300

破断時の伸び（％）

に対し，押針− 1 は，先端が円錐状でケーブル表面− 2 は，先端がくさび型でケーブルの径方向に押針

400

80

押針-1：R 2 =0.98
押針-2：R 2 =0.97

604020

たように，全体として相関がよくないため，そのう
0600

ち黒芯に対する結果のみを図 16 に示す．いずれの結500

果でも，押針− 1 は，劣化に伴う破断時の伸びの低下に対し IM 測定値の増加の割合が押針− 0 に比較して小さいため，劣化の指標として不利である．一方，押針− 2 は，劣化に伴う破断時の伸びの低下に対し IM 測定値の増加の割合が押針− 0 とほぼ同等

400
300200
破断時の伸び （％）

1000

図 16 3 種類の押針による IM 測定値と破断時の伸びとの相関の比較（難燃 EP ゴム黒芯，三菱電線製 FR-CPHS，120℃熱劣化 0〜427 日）であり，劣化の指標としても同等である．また，シリコーンゴムの R 2 乗値は，押針− 0 が 0.92，押針ンゴムと難燃 EP ゴムはともに，R 2 乗値からみて 3− 1 が 0.92，押針− 2 が 0.93 であり，また，難燃種類の押針先端形状のばらつきの差は見られなかっEP ゴムの R 2 乗値は，押針− 0 が 0.98，押針− 1た．この結果から，押針の先端がケーブル表面と接が 0.98，押針− 2 が 0.97 となっており，シリコー触する面積を大きくしても，測定値のばらつきに関連しないことがわかった．

0.79mmφ0.85mm

1.28mmφ球4.

まとめ

3mm

(１) インデンターモジュラス法は，以前に実施した
28°35°35°

結果および JNES の劣化供試体を用いた試験の結果から，原子炉格納容器内の安全系に使用されているシリコーン絶縁ケーブルと難燃 EP ゴ

3mmφ3mmφ
押針−0押針−１

図 14押針の先端形状

3mmφ

ム絶縁ケーブル等の非破壊劣化診断に適用可能である．

押針−２(２) 原子力発電所の実機ケーブル測定に対し，これまで使用してきた AEA Technology 社製の IM

242測定装置の適用性を実証した．

(10) 独立行政法人 原子力安全基盤機構 規格基準

(３) 劣化に伴う測定値のばらつき低減のため，新た部，N原子力プラントのケーブル経年変化評価に開発して製作した INSS 装置の測定値は，こ技術調査研究に関する中間報告書，PJNES-SSれまで使用してきた AEA 装置の測定値と比較

レポート， JNES-SS-0619 (2006).

的よい一致を示した．
(４) ばらつき低減の一環として，この INSS 装置により，ケーブルとの接触面積を増大させた押針と測定値のばらつきとの関連について調べた．
その結果，ケーブル接触面積を増大させた押針形状でも，測定値のばらつきはほとんど変化しないことが分かった．

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