295

米国原子力発電所の運転認可更新の不具合抑制への寄与の評価
Evaluation of the Contribution of License Renewal of Nuclear Power Plants to Fault
Reduction in the U.S.
千葉

吾郎（Goro Chiba)＊

要約 米国の原子力発電所では，当初認可された運転期間は 40 年であったが，これまでに多くの発電所が運転認可更新により運転期間を 20 年延長している．一方，我が国の原子力発電所は，長期運転を想定した高経年化対策を行っており，電力会社は，運転開始 30 年に達する前およびその後 10
年毎に高経年化技術評価等報告書を作成し，国の評価を受けることとしている．本報では，原子力安全システム研究所（以下「INSS」という）の海外原子力発電所不具合データベースを用いた傾向分析を行い，対象とされる経年劣化プログラムの状況を調査するとともに，運転認可更新申請の有無が機器等の経年劣化の抑制管理に及ぼす影響について，分析評価を行った．経年劣化プログラム
適用状況調査からは，疲労，FAC，閉サイクル冷却系の損傷が多くを占めていることが明らかになった．また，ユニット毎の不具合件数を分析した結果，運転認可更新申請により発電所の経年劣化による不具合の件数が減少傾向になることがわかった．このことにより，米国の認可更新制度が発電所の高経年化対応に有効に機能しているものと考えられ，厳密には異なるが実質的には同等の制度を運用している我が国の高経年化対策の有効性を示唆するものである．
キーワード

原子力発電所，運転認可更新，高経年化対策，傾向分析

Abstract
Although nuclear power plants in the U.S.were originally permitted to operate for40 years, operating periods of many plants have been extended by license renewal for another 20
years. On the other hand, plant life management of nuclear power plants in Japan is carried out
assuming long-term operation, and the licensee submits aging technology assessment reports
before the plant has been operating commercially for 30 years, and then every ten years thereafter,and receives an evaluation by the authorities. In this paper, trend analysis using the INSS databaseon faults at nuclear power plants overseas, state of implementation of relevant aging management
programs, and the effects of license renewal on preservation activities are examined. It is shownthat the aging management program identified that many of the cases of fatigue, FAC, and a closed
cycle cooling system have been addressed. As a result of analyzing the fault number for each unit,
the number of aging faults tends to decrease after applying for license renewal. Therefore, theU.S.license renewal system is considered to be effective for plant life management, and hence theplant life management in Japan, which is substantially equivalent to the U.S. system, is valid.
Keywords

1.

nuclear power plant, license renewal, plant life management, trend analysis

はじめに（2008 年 5 月末現在）．我が国では，運転開始以降 30年経過するまでに，60 年間の運転を想定した高経年

米国の運転中の原子力発電所において，合計 104
基中 49 基が運転開始以降 30 年を超えている（2008

化評価を行い，以後 10 年毎に最新の知見等を踏まえた再評価を実施する必要がある．

年 5 月末現在）．米国では，原子力発電所の運転認可

1991 年に米国原子力規制委員会（NRC）は，運転期間を当初 40 年とし，運転認可更新により運転期間

認可更新に対する安全要件を定めてパイロットプラ

を最長 20 年延長することが可能である．

ントへ適用し，その結果を踏まえて規則（10 CFR

また，我が国においては，合計 55 基の原子力発電

54) (1) を制改定するとともに，申請と審査を効率的所のうち 14 基が運転開始以降 30 年を超えているに行うための規制指針（Reg. Guide 1.188）(2)，標＊(株)原子力安全システム研究所 技術システム研究所

現在

関西電力(株)296

準 審 査 計 画（SRP-LR）(3)，経 年 劣 化 知 見 報 告 書

年劣化に係る不具合が 260 件あり，うち 173 件が米（GALL 報告書）(4) を発行した．2000 年 3 月に，ま国であることを示したうえで，2006 年中の米国の発ず第一に Calvert Cliffs 1,2 号機の運転の更新が認可

電所における運転認可更新申請の有無が機器等の経さ れ，そ の 後 こ れ ま で に 表 1 に 示 す よ う に 48 基

年劣化に及ぼす影響について，分析評価を行った．

（PWR 32 基，BWR 16 基）が運転認可更新を受け，
17 基が審査中となっている．

米国 NRC の経年劣化知見報告書（GALL 報告書；
NUREG-1801, Rev.1）で は，機 械 設 備 関 係 で 39

前報(5)では，米国の運転認可更新の状況と，発電

種，電気設備関係で 6 種，構築物関係で 8 種の標準所の申請書や NRC の報告書等を調査し，我が国の的な経年劣化管理プログラム（AMP）を設定してい高経年化対策との比較検討を行った．また，INSS

る．運転認可更新では機器・構造物を損傷メカニズが入手した不具合情報に基づき，2006 年の海外の経ムに細分し，AMP 適用の妥当性を評価していると

表1

米国の原子力発電所運転認可更新の申請，認可の状況

プラント名（2008 年 5 月末現在）

Calvert Cliffs 1, 2 号機
Oconee Nuclear Station 1, 2, 3 号機
Arkansas Nuclear One 1 号機

炉型
CE-PWR

申請年月日
1998 年 4 月 10 日

B&W-PWR
CE-PWR

1998 年 7 月 7 日
2000 年 2 月 1 日

Edwin I. Hatch Nuclear Plant 1, 2 号機
Turkey Point Nuclear Plant 3, 4 号機
North Anna 1, 2 号機 , Surry 1, 2 号機
Peach Bottom 2, 3 号機
St. Lucie, Units 1, 2 号機
Fort Calhoun Station 1 号機

BWR
WH-PWR
WH-PWR
BWR
CE-PWR
CE-PWR

2000 年 3 月 1 日
2000 年 9 月 11 日
2001 年 5 月 29 日
2001 年 7 月 2 日
2001 年 11 月 30 日
2002 年 1 月 11 日

2002 年 1 月 15 日
2002 年 6 月 6 日
2003 年 3 月 20 日

McGuire 1, 2 号機 , Catawba 1, 2 号機
H.B. Robinson Nuclear Plant 2 号機
R.E. Ginna Nuclear Power Plant 1 号機

WH-PWR
WH-PWR
WH-PWR

2001 年 6 月 14 日
2002 年 6 月 17 日
2002 年 8 月 1 日

2003 年 12 月 5 日
2004 年 4 月 19 日
2004 年 5 月 19 日

V.C. Summer Nuclear Station 1 号機
Dresden 2, 3 号機 , Quad Cities 1, 2 号機

WH-PWR
BWR

2002 年 8 月 6 日
2003 年 1 月 3 日

2004 年 4 月 23 日
2004 年 10 月 28 日

Farley 1, 2 号機
Arkansas Nuclear One 2 号機
D.C. Cook 1, 2 号機

WH-PWR
B&W-PWR
WH-PWR

2003 年 9 月 15 日
2003 年 10 月 15 日
2003 年 10 月 31 日

2005 年 5 月 12 日
2005 年 6 月 30 日
2005 年 8 月 30 日

Millstone 2, 3 号機
Point Beach 1, 2 号機
Browns Ferry 1, 2, 3 号機

WH-PWR
WH-PWR
BWR

2004 年 1 月 22 日
2004 年 2 月 26 日
2004 年 1 月 6 日

2005 年 11 月 28 日
2005 年 12 月 22 日
2006 年 5 月 4 日

Brunswick 1, 2 号機
Nine Mile Point 1, 2 号機
Monticello

BWR
BWR
BWR

2004 年 10 月 18 日
2004 年 5 月 27 日
2005 年 3 月 24 日

2006 年 6 月 26 日
2006 年 10 月 31 日
2006 年 11 月 8 日

CE-PWR
BWR
BWR

2005 年 3 月 31 日
2005 年 7 月 22 日
2006 年 1 月 27 日

2007 年 1 月 17 日

Vermont Yankee
James A. FitzPatrick

BWR
BWR

2006 年 1 月 27 日
2006 年 8 月 1 日

Susquehanna 1, 2 号機
Wolf Creek
HarrisIndian Point 2, 3 号機

BWR
WH-PWR
WH-PWR
WH-PWR

2006 年 9 月 15 日
2006 年 10 月 4 日
2006 年 11 月 16 日
2007 年 4 月 30 日

Vogtle 1, 2 号機
Beaver Valley 1, 2 号機

WH-PWR
WH-PWR

2007 年 7 月 29 日
2007 年 8 月 28 日

Palisades
Oyster Creek
Pilgrim 1 号機

Three Mile Island 1 号機

WH-PWR

2008 年 1 月 8 日

Prairie Island 1, 2 号機

WH-PWR

2008 年 4 月 15 日

認可年月日
2000 年 3 月 23 日
2000 年 5 月 23 日
2001 年 6 月 20 日

2003 年 5 月 7 日
2003 年 10 月 2 日
2003 年 11 月 4 日

297

ともに，事業者は AMP を管理要領書に展開し，抜その他

けなく検査，保全を行っている．本稿では，米国の経年劣化不具合発生の状況を評価するために，不具合の AMP 対象要因毎の分類と傾向分析を行った．
次に，運転認可更新制度の有効性を再確認するため，
前報で 1 年間だった不具合データ抽出の期間を 5 年間に拡張し，損傷モード毎，ユニット毎に，認可更新申請前後の不具合発生状況を比較検討した．また，

FAC
閉冷却系

モータ
ブレーカ

電気設備
ISI

DG

LR
対象設備
LR非対象
73
100

リレー

PWSCC
外面検査

スイッチ
ポンプ

我が国の高経年化対策の有効性について考察を行っ

回路基盤

た．

2.

疲労

電源

弁

経年劣化プログラム（AMP）の傾向
分析

図2

他 管理プログ
ラム（AMP）

米国の原子力発電所経年劣化事象の発生状況（2006 年，LR：運転認可更新）

INSS では，海外の不具合情報を分析し，PWR を保有する電力会社に対して提言活動を行っており(6)，その流れを図 1 に示す．

疲労
19%

その他

今回の分析に使用したデータベース（DB）には，

開冷却系

米国の原子力規制委員会（NRC）と，原子力発電運

S/G

転 協 会（INPO），世 界 原 子 力 発 電 事 業 者 協 会

ほう酸腐食（WANO）などから入手した情報を蓄積している．

火災防護2007 年には 1 年間で約 3,200 件の情報を DB に入力

ボルト
外面検査
5%
PWSCC
5%

している．
前報において，INSS の DB から抽出した 2006 年の米国の経年劣化事象 173 件について，運転認可更新の対象設備の不具合と，非対象設備の不具合とに分け，米国事業者の AMP 要因で分類した．その結図3

果を図 2 に示す．運転認可更新の対象設備の不具合

疲労
FAC
閉冷却系
電気設備
ISI
PWSCC
外面検査
他AMP
弁
回路基盤
ポンプ
スイッチ
リレー
DG
ブレーカ
モータ
電源
その他

N＝73

FAC
16%

疲労
FAC
閉冷却系
電気設備
ISI
PWSCC
外面検査
ボルト
火災防護
ほう酸腐食
S/G
開冷却系
その他
その他内訳：

閉冷却系
ISI 電気設備 10%5%5%EQ 外ケーブル、計装ケーブル、ヒューズホルダ、炉内構
造物、クレーン、一回検査、埋設配管、シンブル管、BWR
SCC、SecXI IME、
LRT、構造物モニタ
保護被覆

米国の原子力発電所における管理プログラム別の
経年劣化不具合発生状況（2006 年）

は 73 件で，動的機器等の理由により運転認可更新非AMP 対象の不具合が数件ずつ発生していて，高経対象設備の不具合が 100 件あった．

年化対応の対象を広い範囲とすることの必要性と有運転認可更新対象の 73 件について，図 3 に抜き出効性を示すものであると考える．

す．この図から，疲労損傷（19％），FAC（16％），閉サイクル冷却水系（10％）でほぼ半分を占めてい3.

米国の運転認可更新の不具合傾向か
らの分析

3.1

米国の運転認可更新と経年劣化事象
発生傾向の分析

ることがわかる．残りの約半分については，多様な

DB
ＮＲＣ情報

ＩＮＳＳ
ＮＲＣ速報、週報（BL,GL,IN）
ＡＳＮ情報
ＩＮＰＯ情報情報入手

米国の認可更新を受けたユニットは 48 基，申請・受理され，審査中のユニットが 17 基，未申請のユ

ＷＡＮＯ情報ニットは 39 基である（2008 年 5 月末現在）．前報で海外メーカ情報

は，INSS で 2006 年に入手した経年劣化情報を用
い，これら運転中ユニット 104 基を，申請済・認可

図1

国内メーカへ問合せ（必要に応じ）済のグループと未申請のグループとに分け，両者間

INSS における海外情報分析の流れにおいて近年の不具合発生傾向に違いがあるのかど

298

うかを分析した．その結果を図 4 に再掲する．この共に多くなる傾向のあることが推定される．

図で，あるユニットの 1 年間の不具合件数と，運転

この傾向は，前報(5)と同様であり，米国の運転認

経過年数との相関は，申請済グループにはないが，可更新の制度が，発電所の保守管理に有効に機能し未申請グループにはあることがわかる．

ていると考えられる．

ここでは，この傾向の有意性を再確認するため，
不具合データ抽出の対象を過去 5 年間（2003〜2007

3.2

疲労と FAC の発生傾向の分析

年）に拡張し，同様の分析を行った．横軸をユニットの運転開始年とし，縦軸をユニット毎／年度毎の次に，損傷モード毎の影響を評価した．図 2 から

経年劣化不具合発生件数としてプロットした結果を頻度の高い損傷モードとして「疲労」と「FAC」を

図 5 に示す．ここで，F 分布関数による検定を行っ選定し，それぞれに，ユニット毎の不具合発生件数

た．その結果，認可更新申請済のデータの場合，F（5 年分の年平均）をプロットした．2003〜2007 年に分布関数表から，自由度 250 の場合，危険率 5％と発生した経年劣化不具合のうち，米国の運転認可更1％の数値はそれぞれ 3.90 と 6.80 であり，計算によ

新で時限経年劣化解析（TLAA）の対象とされる静り求めた分散比 1.74 はいずれよりも小さいので，発的機器の疲労に係る 83 件の不具合を抽出し，ユニッ

生件数は経過年数の影響を受けないと判断できる．

ト毎の 5 年間の発生件数の年平均値をプロットした

一方，認可更新未申請のデータの場合，同様に自結果を図 6 に示す．

由度 250 で，計算によって求めた分散比は 4.53 で，申請済では 1970 年代前半に運転を開始したユニッ

危険率 5％の数値 3.90 よりも大きい．従って，未申

ト，一方未申請では 1980 年代後半に運転を開始した請ユニットについては，経年劣化事象が経過年数とユニットで，発生件数の多いものが見受けられるが，
1

認可更新申請済
認可更新未申請
回帰直線（申請済）
回帰直線（未申請）

86
4

y = 0.0067x − 11.626

2

認可更新申請済
認可更新未申請
回帰直線
（申請済）
回帰直線
（未申請）

0.8
件数（件／年）

各ユニットの不具合発生件数

10

0.6
0.4
y = 0.005x − 9.7402

0.2

y = −0.1402x + 279.94

0
1965

1970

1975 1980

1985

1990

1995

y =−0.0051x + 10.266

0
1965

2000

1970

1975

経年劣化不具合の経年別発生件数（2006 年）（前報(5)の結果を再掲）

10

認可更新申請済
認可更新未申請
回帰直線
（申請済）
回帰直線
（未申請）

件数

8
6
4

y = 0.0357x − 68.156
y = −0.0582x + 118.6

2
0
1965

1970

1975

1980

1985

1990

1995 2000

図6

1990

1995

2000

経年劣化不具合の経年別発生件数（2003〜2007 年の 5 年分）

ユニット毎の疲労損傷発生件数

認可更新申請済
認可更新未申請
回帰直線
（申請済）
回帰直線
（未申請）

0.8
0.6
0.4
0.2
0
1965

y = 0.0031x − 5.9814
y = −0.0024x + 4.7855

1970

1975

1980

1985

1990

1995 2000

運転開始（暦年）

運転開始（暦年）

図5

1985

1

件数（件／年）

図41980

運転開始（暦年）

運転開始（暦年）

図7

ユニット毎の FAC 報告件数

299

F 分布検定の結果，不具合発生件数は認可更新の有1098範囲内と判断された．
このことは，次のように解釈できる．すなわち，
機器構造物の疲労は，設計の段階で振動や熱による加振力を選定し，支持設計と計画的な検査により発生防止が図られている．また，運転認可更新における TLAA 評価は，重要な機器について 20 年間の運転期間延長により健全性に影響のないことを確認す

件数（件/年）

無やユニットの高経年化に係わらない，ばらつきの

認可更新申請済
認可更新未申請
回帰直線（申請済）
回帰直線（未申請）

ユニットB
ユニットA

7
6
5
4
3

未申請平均
申請済平均

2
1
0
1965

1970

るものである．一方，静的機器の疲労損傷は，設計，

1975

1980

1985

1990

1995

2000

運転開始（暦年）

図8

運用，保守の不具合によるものが多い．したがって，
運転認可更新による抑制効果は少ないものと考えらユニット毎の経年劣化事象発生件数（ユニット A と B は特異な件数）れる．
「FAC」について 55 件の不具合を抽出し，同様の

また，平均の件数については，認可更新申請済の検討を行った．結果を図 7 に示す．FAC について

データが 2.47，認可更新未申請のデータでは 3.26

も，発生件数は認可更新の申請やユニットの高経年であり，未申請のユニットの方が経年劣化不具合の化の影響は認められなかった．このことは，以下の発生件数が多いことがわかった．

現状を考えれば妥当な結果と考えられる．FAC は，ユニット毎に整理した場合，申請済データでユ

NRC の Generic Letter89-01 等を受けて，既に全米

ニ ッ ト A（PWR），未 申 請 デ ー タ で ユ ニ ッ ト Bの原子力発電事業者が FAC 管理プログラムを設定（BWR）の 2 つの特異点が認められた．各々の年毎し，それに従い検査部位の抽出，検査，監視，補修の不具合発生件数を表 2 に示す．

等を行っている．また，運転認可更新では，FAC 管ユニット A は，5 年間で 43 件の経年劣化に起因

理プログラムの範囲等の妥当性を確認している．一する不具合が報告されている．そのうち，原子炉自方，事業者は EPRI の CHECWORKS ソフトウェア

動トリップが 3 回，手動トリップが 2 回報告されて等により，抜けのない管理を行ってきている．

いる．米国原子力発電所の 7000 運転時間当たりの計

3.3

画外自動トリップ回数は 0.31 回（2006 年）(7) であ

ユニット毎の経年劣化不具合発生傾向の分析

り，経年劣化不具合に起因するトリップ回数はさら

2003〜2007 年の経年劣化不具合データに基づき，

リップ回数は平均的なユニットよりもはるかに多い．

ユニット毎の評価を行った．横軸を運転開始時期，

米国では発電所の監視プロセス（ROP）が運用さ縦軸を不具合発生件数とし，米国の全 104 ユニット

れ，NRC は検査結果により問題の重要度を評価し規について，認可更新申請済と未申請に分けたそれぞ

制活動を行っている．ユニット A についても，発電れの不具合件数の年平均値を色分けをしてグラフを所のパフォーマンス向上のための活動が継続的に行作成した．結果を図 8 に示す．

われている．

に低いものと考えられるが，ユニット A の自動トF 分布関数による検定の結果，認可更新申請済のユニット B は，2006 年 1 月に運転認可更新が申請

データの場合，分散比が 0.87（＜ 4.0）となり，発され，それまでの 3 年間で 10 件／年の経年劣化不具

生件数は経過年数の影響を受けない．また，認可更合が報告された．申請後の 2 年間については，不具

新未申請のデータの場合は，分散比が 3.21（＜ 4.0）

合は 2 件／年に減少しており，その要因のひとつととなり，図では線形補間曲線が勾配を持っているがして，認可更新の制度が寄与しているものと考える．

統計的には有意なものではない．
表2

表3

図 8 に示した特異な経年劣化事象発生件数の 2 ユニットの年別経年劣化不具合発生件数

ユニット A

2003
14

2004
7

2005
11

2006
5

2007
6

ユニット B

13

7

10

3

1

運転認可更新申請前後の経年劣化不具合の分散分
析による検定結果

グループ

平均

分散

申請前

3.36

4.65

申請後

1.82

0.90

分散比
F0

Ｆ境界値
a ＝ 5％ a ＝ 1％

11.5

4.02

7.15

ユニット

ユニット（地方局毎）

300

地方局Ⅰ

地方局Ⅱ

地方局Ⅲ

申請前の件数
10

図9

8

6

4
2
0
不具合件数（件／年）

2

4

ユニット（事業者毎）

事業者A
事業者B

申請後の件数
4

2

0

2

4

図 11 認可更新申請前後の不具合発生件数の比較（地方局毎）

トは，不具合の発生が抑制され，不具合発生件数の

事業者F
事業者G

発電所間のばらつきが減少し，発電所の高経年化管

事業者H
事業者I

理に係る品質が向上してきているものと考える．

事業者J
事業者K

4

2

申請後の件数
02

4

不具合件数（件／年）

図 10

6

以上の検討から，運転認可更新を申請したユニッ

事業者E

6

8

差があることが示された．

事業者D

8

10

7.15 のいずれよりも大きく，両グループ間に有意な

事業者C

10

申請前の件数
不具合件数（件／年）

認可更新申請前後の不具合発生件数の比較

申請前の件数

地方局Ⅳ

申請後の件数

認可更新申請前後の不具合発生件数の比較（事業者毎）

2003〜2007 年の期間中に運転認可申請されたユ
ニット 27 基の運転者（事業者）は 11 社あり，事業者間の不具合件数のばらつきを評価した．申請前後の不具合件数を事業者毎にまとめ，図 10 に示す．分
散分析による検定の結果，事業者間の分散比 F0は，申請の前（0.73）と後（0.83）のいずれの場合も F

なお，ユニット B は，5 年間で経年劣化に起因する

境界値未満であり，事業者間の不具合発生件数は，原子炉トリップは報告されていない．

ばらつきの範囲内であることが示された．

ユニット B が申請後に不具合件数が減少したこと認可更新申請の過程において，各事業者は保全計に着目し，他のユニットの申請前後の不具合発生傾画を具体化し，そのことが発電所の高経年化への対向の変化について比較検討した．今回不具合データ応に有効に機能し，不具合発生の抑制に寄与していの評価を行った 2003〜2007 年の期間中に運転認可更るものと考える．

新を申請したユニットが 27 基（2007.5 まで運転休

NRC は，米国内を北東部（Ⅰ），南東部（Ⅱ），中止の Browns Ferry 1 号機を除く）あり，横軸に各部北地域（Ⅲ），西部地域（Ⅳ）の 4 つの地域に分ユニットの運転認可更新申請前の 1 年当たりの不具け，それぞれに地方局を置き，発電所の検査等を管合発生件数を左側，申請後の件数を右側に示し，縦轄している．ここで，地方局毎の不具合件数のばら軸には申請前後の合計件数の長さの順に並べ，棒グ

つきを評価した．図 11 に，申請前後の不具合件数をラフを作成した．結果を図 9 に示す．

地方局毎にまとめて示す．地方局Ⅰのユニットが全申請前後のデータを分散分析により検定した．結体の半分以上を占め，地方局Ⅳのユニットは 1 基の果を表 3 に示す．申請前には経年劣化不具合が多くみとなっているが，これは，特定の期間に着目した発生し，ユニットによって報告件数は大きくばらつ

結果による偏りで，偶然のものであると考える．

いていた．申請後は，件数の平均は 3.36 が 1.82 に，分散も 4.65 から 0.90 に大きく減少している．

分散分析による検定の結果，4 つの地方局間の分
散比 F0 は，申請の前（1.36）と後（0.66）のいずれ

申請前後の検定結果では，グループ間の比較の計の場合も F 境界値未満であり，地方局間の不具合発算により得られた分散比 F0 は 11.5 であり，F 分布

生件数は，ばらつきの範囲内であることが示された．

関数における危険率α＝ 5％と 1％の境界値 4.02 と米国の認可更新制度では，発電所の高経年化対策

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が，事業者の経年変化管理プログラムで網羅されてNuclear Power Plants,USNRC,（2005）．

いることの確認を行っている．一方，我が国におい(４) NUREG-1801 Rev. 1, Generic Aging Lessonsても細分化された機器・構造物に対して検査，評価，Learned（GALL）Report,USNRC,（2005）．

保守方法に抜けのないことの確認を行っており，今(５) 千葉吾郎，「米国原子力発電所における運転認

回の米国の分析結果は我が国の高経年化対策の有効

可更新に関する分析」，INSS JOURNAL, Vol.

性を期待させるものである．

14, p.337（2007）．
(６) 宮崎孝正，西岡弘雅，佐藤正啓，千葉吾郎，高

4.

まとめ

川健一，島田宏樹，「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

海外不具合情報から経年劣化不具合の傾向分析を行い，米国における運転認可更新の効果について評JOURNAL, Vol.12, p.82（2005）．
(７) 原子力安全基盤機構（JNES），「国外のトラブ

価し，以下のような結論を得た．

ル 情 報」, http: //www2. jnes. go. jp/atom-(１) 2006 年に入手した米国の経年劣化不具合デー

db/jp/trouble/kaigai.html,（2008.5 確認）．

タを経年劣化管理プログラム（AMP）毎に分類し，分析した．その結果，疲労損傷と FAC，
閉サイクル冷却水系でほぼ半分を占めていることがわかった．
(２) 運転認可更新の申請有無による不具合発生状況の分析から，米国では認可更新の制度が，発電所の保守管理に有効に機能していると考えられた．
(３) 経年劣化不具合データのうち，疲労と FAC についての検討を行い，これら不具合の発生は，ユニットの高経年化とは関係しないことがわ
かった．
(４) ユニット毎の不具合件数の分析の結果，認可更新申請により経年劣化不具合は減少する傾向があり，このことから認可申請の制度により不具合が抑制されたものと考えられた．
(５) 我が国においては，実質的に米国と同等の高経年化対策の制度を運用していることから，今回の米国の分析結果は，我が国の高経年化対策の有効性を示唆するものである．

文献(１) 10CFR Part 54, Requirements for Renewal ofOperating Licenses for Nuclear Power Plants，米国連邦規則，（1995）．
(２) Regulatory Guide 1. 188 Rev. 1, Standard
Format and Content for Application to Renew
Nuclear Power Plant Operating Licenses,
USNRC,（2005）．
(３) NUREG-1800 Rev. 1, Standard Review Plan
for Review of License Renewal Applications for