INSS JOURNAL Vol . 23 2016 NT 896

米国原子力発電所におけるばね式主蒸気安全弁の不具合発生傾向
Trend Analysis of Spring-loaded safety-relief valve Failure Events at U.S.Nuclear Plants
徳久聡（Satoshi Tokuhisa）＊

要約
原子力発電所では，様々な駆動方式を持つ弁が多数使用されており，ばね式安全弁は複数の場所で使用されている．ばね式安全弁を正確に作動させるために，ばね，弁棒，リフト等多数の機械品が組み合わされて構成されていることから，個々の部品の信頼性維持が弁全体の信頼性維持に直結することとなる．
本分析においては，原子力安全システム研究所の原子力情報データベースに登録されている米国原子力発電所不具合事象から，ばね式主蒸気安全弁の不具合が扱われている 36 事象を抽出し，発生数の推移，不具合発生原因別，不具合発生対策別の分類を行った．
その結果，ばね式主蒸気安全弁の不具合は保守不良，経年劣化が多いことが判明した．また対策として，補修，手順書の改訂，部品取替が多く，設計変更が少ないことを確認した．
キーワード

原子力発電所．傾向分析．安全弁

Abstract
Many valves with various operating system are used in nuclear power plants,
among them some spring-loaded safety-relief valves are used in some place. To actuate correctly,
since maintaining each components' reliability is directly connected to spring-loaded safety-relief
valves' reliability, they are constructed by many mechanical components such as spring, valve
stem, valve lift, and so on.
In this study, 36 events related to the failure of spring-loaded safety-relief valves at nuclearpower plants in the United States are selected from the nuclear information database ownedby the Institute of Nuclear Safety System, and these events are analyzed in view of the historyof occurrence, cause of failure and countermeasures and so on. As a result, it was found thatthe causes of spring-loaded safety-relief valves failure were often poor maintenance, and also it
was found that the rate of aging degradation was high. Also among the countermeasures, thefraction of repair, the revision of procedures and replacement parts was large, and that of designchanges was small.
Keywords

nuclear power plant, trend analysis, safety-relief valve

1. はじめに

本分析では，前述の分析の過程において，海外原子力発電所で発生した不具合情報を収集し構築した

原子力安全システム研究所（以下「INSS」という）原子力データベースに登録されているばね式主蒸では，米国原子力発電所の不具合情報を収集し，そ気安全弁の不具合事例の傾向分析を行うことによの情報で述べられている事象から得られる教訓により，国内電力に教訓となりうる項目の抽出ができな

り，国内の加圧水型原子炉（PWR）に対策を必要いか検討を行った．なお，ばね式主蒸気安全弁を選（1）とする項目がないか，分析を行っている ．ばね式

定した理由として，海外での不具合事例が比較的多安全弁とは，弁体下面にかかる流体圧力による押上く，また国内 PWR で主に主蒸気系統に用いられてげ力を機械的な直接荷重として，ばねを用いて開閉おり，不具合によるプラントへの影響が大きいためを制御する安全弁である．

である．

＊ （株）原子力安全システム研究所

技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 23 2016 NT 82 傾向分析

97102.1 分析対象とその抽出

発生件 数

864

INSS で構築している原子力情報データベースに

2は，1994 年以降に発行された米国原子力発電運転

02006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015

協会（Institute of Nuclear Power Operation：以下発生年「INPO」という），世界原子力発電事業者協会（World
Association of Nuclear Operators：以下「WANO」

図１

ばね式主蒸気安全弁不具合発生件数の推移（米国）という）の運転経験情報，および米国原子力規制委員会（Nuclear Regulatory Commission：以下「NRC」

図１に米国原子力発電所で過去 10 年間のばね式と い う ） の Event Notiﬁcation Report, Licensee

主蒸気安全弁の不具合事象の発生年毎の発生件数をEvent Report, 2001 年以降に発行された仏国原子力示す．発生件数は決して少なくはないものの，わず安 全 規 制 局（Autorit de s ret nucl aire： 以 下

かながら減少傾向にあることがわかる．

「ASN」という）の MAGNUC 情報，国際原子力機ばね式主蒸気安全弁のような個別機器の場合，不関（International Atomic Energy Agency： 以 下

具合事象として報告されるのは，ばね式主蒸気安全「IAEA」という）の RIS 情報が登録されている．こ弁の不具合そのものが対象として取り扱われるのでのうち，INPO, WANO, IAEA の情報は非公開情報はなく，プラントへの影響の大きかった事象のうちであり，会員間の情報交換，共有を目的として作成・ばね式主蒸気安全弁が主な原因となった場合であ発行されている．一方，NRC の Event Notiﬁcation

り，結果としてこのような事象が主に報告され，プReport, Licensee Event Report, ASN の MAGNUC

ラントへの影響の無かった事象はその多数が報告さ情報等は公開情報であり，一定の基準を超える事象れていないことも考えられる．

が発生した場合に，公衆へ通知することを目的として作成・発行されている．

2.3 プラントへの影響別分類

したがって本分析では，原子力情報データベースに登録されているなかで，2006 年から 2015 年の過2006 年から 2015 年に発生したばね式主蒸気安全

去 10 年間に米国原子力発電所で発生した不具合事

弁の不具合 36 事象のうち出力運転中に発生した 29

象のうち，NRC の Licensee Event Report の原文

事象について，ばね式主蒸気安全弁の不具合による情報に「main steam」かつ「safety valve」が記載

プラントへの影響別に分類した結果を図２に示す．

されている事象，または「main steam」かつ「relief複数の影響があった場合は，そのうち最も影響が大valve」が記載されている事象を抽出し，その内容きいと考えられるものを取り上げた．

からばね式主蒸気安全弁の不具合が取り扱われると判定した事象を分析の対象とした．

2.2 全体傾向

計画外の手動停止，あるいは自動停止といった原子力発電所の信頼性に直接影響を与えた事象はそれ7%（2 件） 7%（2 件）

手動停止

原子力情報データベースに登録されている，2006
年から 2015 年の間の米国原子力発電所の公開情報

運転継続7%（2 件）で原文情報に「main steam」かつ「safety valve」

自動停止
出力抑制が記載されていた不具合情報 113 件（2016 年４月７日時点），「main steam」かつ「relief valve」が記載されていた不具合事象 81 件（2016 年４月７日時点）のうち，重複分 43 件を除く 151 件において，ば79%（23 件）

ね式主蒸気安全弁の不具合事象として 36 件を抽出した．

図２

プラントへの影響別分類（米国）INSS JOURNAL Vol . 23 2016 NT 898

ぞれ，２件（10%），あるいは２件（６%）と少ないが，ばね式主蒸気安全弁の不具合発生を減少させること，すなわち信頼性を維持・向上させることがことがわかる．

10発生件数プラントの稼働率の維持・向上にとって重要である

保守不良

12

経年劣化

86

線形（保守不良）4

2.4 不具合原因別の分類

線形（経年劣化）2

2006 年から 2015 年に発生したばね式主蒸気安全弁の不具合事象 36 件について，ばね式主蒸気安全弁の不具合原因別に分類した結果を図３に示す．な02006〜 20092012
〜 2015発生年

お情報原文中にばね式主蒸気安全弁の不具合の状況が明記されていない場合は，不明に分類した．

2009〜 2012

図４

不具合対策別分類（米国）

保守不良が 17 件と，約半数を占め，保守に起因する不具合は多い．ばね式主蒸気安全弁の経年劣化

2.5 不具合対策別の分類による不具合は 13 件であった．このことより，適切な保全を実施すれば不具合発生をかなりの割合で前述の不具合事象 36 件の対策 60 件について，ばね式主蒸気安全弁の各不具合原因において不具合対低減できると考えられる．

策を分類した結果を図５に示す．なお，不具合事象
保守不良と対策の件数が一致していないのは，１つの不具合

経年劣化3%（1 件）

事象に複数の対策があるためである．保守不良の設計不良対策として，補修（７件），手順書の改訂（10 件），5%（2 件）

調査中部品取替（５件）が多く，設計変更（１件）が少な

3%
（1 件）

6%
（2 件）

施工不良
不明

かった．また，経年変化の対策として，補修（９件）が多く，点検解析（３件）と少なかった．これらのことより，現状の点検周期で適切な保全を実施する必要があると考えられる．

47%（17 件）
図３47%（17 件）
不具合原因別分類（米国）

次に，ばね式主蒸気安全弁の各不具合原因の発生推移を調べた．調べるに当たり，2006 年から 2015年までの 10 年の期間を４年毎に３つの期間（2006年 か ら 2009 年，2009 年 か ら 2012 年，2012 年 か ら2015 年）に分け，不具合原因が多かった保守不良と経年劣化について，各期間の件数を算出した．
結果を図４に示す．棒グラフは保守不良および経年劣化の発生件数，点線は，それぞれの件数の近似直線である．保守不良，経年劣化共に，減少傾向となった．

図５

不具合対策別分類（米国）INSS JOURNAL Vol . 23 2016 NT 8

2.6 日本国内事象の不具合抽出と分類

99

原因分類の内訳として，保守不良の割合が高い．
また，設計不良と経年劣化がそれぞれ０件と少ない．

日本国内のばね式主蒸気安全弁に関係する不このことより，設計および経年対策は適切になされ具合事象を原子力施設情報公開ライブラリーているが，保守における技術力の低下が認められる（2）（NUCIA） で調査した（2016 年４月７日現在）とため，今後，作業者の技能の維持・向上を図る必要

ころ，国内では 2002 年から 2011 年までの 10 年間でがある．

５件が報告された．なお対象範囲を 2011 年までとしたのは，2011 年３月 11 日における福島第一原子2.7 日米不具合発生数の比較

力発電所事故以降，国内原子力発電所の稼働率が低下しているためである．米国と同様にばね式主蒸気

これまでの分析に使用したデータのうち，過去安全弁の不具合の分類を行った結果を図６に示す．

10 年間に限定して，日米でのばね式主蒸気安全弁保守不良が２件，水質管理不良が１件，その他がの不具合発生割合を比較した．
国内では 2002 年から 2011 年までの 10 年を分析対２件であった．
原因分類が保守不良の２件のうち，１件の事象の象とした．また米国においても国内と対象時期を一

原因は，バネとアッパーおよびロワーシートの当た致させる必要があるため 2002 年から 2011 年までのりが部分的であったことから，弁棒着力点の偏心が10 年を対象とした．結果，米国では 47 件，日本で起こり，シート面圧が低下し，弁座漏えいが発生しは５件であった．

たものであった．もう１件の事象の原因は，主蒸気次に日米の運転中プラント１基当たりの発生数

逃がし安全弁の表示ランプ回路ケーブルがフレキシで比較した．比較するに当たっては，2002 年からブルチューブの接続部に誤って挟み込まれ，傷が発2011 年までの期間運転していた基数（米国 104 基，生し，ケーブルがフレキシブルチューブの金属部に（3）および，2002 年から 2011 年までの期
日本 54 基）わずかに接触した際，絶縁抵抗が低下し地絡したも間の平均設備利用は（米国 90.0%（4），日本 62.1%（5））のであった．

を採用した．１年間のうち運転中のプラント１基に原因分類が水質管理不良の１件の原因はクエンおいて稼働時間あたりの不具合発生数を算出する

チャ（BWR の主蒸気逃がし安全弁排気管で蒸気をと．米国 0.050 件，日本で 0.015 件であった．米国に一方向ではなく，四方に均等に吹き出す設備）で異おいては，定期検査期間の延長を行う際，主蒸気安物が確認されたものであった．

全弁の状態監視を実施しているが，日本は米国に比原因分類がその他２件のうち，１件は，原子炉のべて不具合発生割合が少ないことより，日本の保全

出力上昇に伴う原子炉圧力および温度変化によって弁体の座りが微妙に変化したこと等により，一時的

0.06

は，主蒸気安全弁保守における技術的検討不足，コミュニケーション不足であった．
40%
（2 件）

保守不良

水質管理不良その他

１年間のうち稼働時間当たりの運転中のプラント１基あたりの不具合発生数な漏えいが発生したことであった．もう１件の原因
0.05

0.04

0.03

0.02

0.01

40%
（2 件）
0
米国

20%
（1 件）
図６

不具合原因別分類（日本国内）

図７

日本

日米の不具合発生割合比較

INSS JOURNAL Vol . 23 2016 NT 8100

活動は，米国に比べて不具合の発生を未然に防止できていると考えられる．

3. まとめ
本分析では，過去 10 年間に米国で報告されたばね式主蒸気安全弁の不具合について様々な切り口で分類を行い，考察を加えた．また国内で報告された
ばね式主蒸気安全弁との比較を行った．主な結果は以下の通りである．
（1）過去 10 年間に米国で報告されたばね式主蒸気安全弁の不具合は 36 件であった．不具合はわずかながら減少傾向にある．
（2）ばね式主蒸気安全弁の不具合発生原因のうち，保守不良の割合が米国と日本の両方で多かった．また，日米でばね式主蒸気安全弁不具合発生率を比較したところ日本が少なかった．日本の保全活動は，米国に比べて不具合の発生を未然に防止できていると考えられる．しかし不具合発生原因において，設計不良や経年劣化よりも保守不良の割合が高いため，作業者の技能の維持・向上を図る必要がある．また，作業者の技能向上においては，協力会社，メーカを含めたナレッジマネジメント（知識の管理）により情報を共有し，活用することにより，技術伝承をしていく必要がある．

文献（1） 宮崎 孝正他 ,「海外原子力発電所における不具合事象の傾向分析（2004 年）,INSS Journal,Vol. 12, P82（2005）．
（2） 一般社団法人

原子力安全推進協会，原子力施設情報公開ライブラリー , http://www.
nucia.jp/（2016 年５月 10 日現在）．
（3） 日本原子力産業会議，「世界の原子力開発の動向」（各年）．
（4） 米国 NEI（原子力エネルギー協会）
http://www.nei.org/（5） （独）原子力安全基盤機構

原子力施設運転管理年報平成 24 年度版（平成 23 年度実績），
平成 24 年 10 月 P36