目日本原子力学会 水化学部会 第４回定例研究会 講演（５）次 背景
JSME維持規格の成り立ち
炉内ガイドライン(GL)とJSME維持規格
一般点検(GL)と標準検査(維持規格)

yyy

維持規格の検査規定に関する現状と今後の課題について

 課題の概要
1. より合理的な検査規定体系の実現
2. 標準検査のさらなる適正化

平成20年6月13日
日本原子力発電㈱堂﨑 浩二(1) 試験範囲の適正化による新技術の有効活用(2) リスクの考え方を取り入れること
9 複数溶接継手の検査の例
9 極端に少ない対象範囲の検査の例
1

JSME維持規格の成り立ち
参考

炉内ガイドライン(GL)とJSME維持規格

参考
BWR Owners Group•BWR Vessels & Internals Project (BWRVIP)
Westinghouse Owners Group•Material Reliability Project(MRP)

炉内ガイドラインにおける点検の考え方

個別点検•ASME B&PV Code Section XI
ISI

欠陥評価

(社)火力原子力発電技術協会• 炉内構造物点検評価ガイドライン(社)日本電気協会• JEAC4205(ISI)2007年4月以降原技協に移管(財)発電設備技術検査協会•Plant Operation and MaintenanceStandards原案(POMS原案）

JSME維持規格• 検査編• 一般要求• 標準検査• 個別検査• 評価編• 一般要求• (標準)評価• 個別評価（JSME維持規格２００４年版の構成）

特定機器、特定部位の特定の損傷モードが対象

一般点検
Core
ShroudShroudSupport

個別検査を補足するため、部位、損傷モードを限定しない点検
例：炉内構造物をＶＴ-3で点検

維持規格 検査編の体系

炉内ガイドラインの個別点検を取り入れた

2

H1
H2
H3
H4
H6a
H6b
H7a
H7b

ReactorPressure
Vessel

例：炉心シュラウドのSCCをＭＶＴ-1で点検

個別検査

• 補修編

Circumferential welds

標準検査
標準検査は、JEAC4205(供用期間中検査規程)を取り入れたもので、ガイドラインにおける一般点検と同じ意味ではない。

31

一般点検(GL)と標準検査(維持規格)
個別点検
炉内構造物
点検ガイドライン

課題の概要

現在の最新の知見から想定される全ての経年変化事象の発生・進展を評価し、常に機器の安全機能が維持されるように、機器毎に点検範囲、点検方法、点検の開始時期及び再点検時期を規定した点検。

(1)個別検査と標準検査‒

現在の知見が完全であることを証明することは難しい

一般点検

安全機能を有する機器だけでなく、経年変化事象が想定されていない部位も含めた炉内構造物を対象とし、各機器の健全性を確認するために実施する点検。

‒個別検査規定の拡充(例：PLR配管,PWR管台のSCC)
標準検査の概念の整理

2. 標準検査のさらなる適正化(1)試験範囲の適正化による新技術の有効活用(2)リスクの考え方を取り入れること

個別検査

特定の経年変化事象に対して、当該事象の進展評価に基づき、機能維持の観点からその後の検査計画を合理的に設定し炉内構造物とクラス1機器の一部を対象に実施する検査。

標準検査

経年変化事象を限定せずに行う検査で、基本的に全ての対象構造物の代表部位について実施する検査。

維持規格検査編

1. より合理的な検査規定体系の実現‒‒(例１）複数の溶接継手の検査規定の合理的運用(例２)検査間隔の経過年要求の柔軟な運用

45

PLR配管の検査規定


1.より合理的な検査規定体系の実現



PLR配管溶接部のSCCを経験(低炭素ステンレス鋼のSCC)き裂が溶金にまで進展する場合あり。HAZ部の進展速度が速い。
改良UTによるき裂サイジング、健全性評価手法について原子炉安全小委で検討され、NISA文書で点検指示。
維持規格では、標準検査 B-Jカテゴリで25%/10年、呼び径100A以上の管継手は体積試験を要求。欠陥評価は標準的手法。

(1)個別検査と標準検査
個別検査規定の拡充(例：PLR配管,PWR管台のSCC)
個別検査規程の拡充に伴う標準検査の概念の整理

6「原子炉再循環系配管に係わる健全性評価方法について」（平成16年8月10日 原子力安全・保安院）より

72

PWR管台のSCC

敦賀-2 SG入口管台の例
 2007年9月以降、複数のPWRプラントで蒸気発生器一次冷却水入口管台の異材継手部において、PWSCCと見られるき裂を発見。
 美浜-2、敦賀-2等：予防保全対策工事（ショットピーニング）の事前確認としてECTを行ったところ、指示が認められた。

蒸気出口管台

湿分分離器

上部胴


気水分離器
給水ノズル

一次冷却材入口管台の構造

異材継手部~950mm

給水入口管台ステンレス
クラッド~800mmA-SGのECT指示部に対するSUMP観察では、手直し溶接跡の周囲に肌荒れ（微細なきず）が認められ、溶接後、グラインダ＋バフ仕上げの後に手直し溶接し、再度グラインダ加工したと見られる領域と一致。
C-SGのECT指示部に対するボートサンプル調査では、手直し溶接がなくても、強いグラインダ加工＋バフ仕上げでグラインダ加工跡が残っている領域に高い引張応力が残留し、PWSCCが発生したと推定。
他ブラントでは、機械加工により表面に高い引張残留応力が生じたと推定された場合もある。

~75mm

ステンレス
再グラインダ仕上げ領域
クラッド
肌荒れ（微細なきず）
90ｏ sideが見られた領域
バタリング 0ｏ side
溶接部

ステンレスクラッド

伝熱管
管群外筒

バタリング
ニッケル合金管台：炭素鋼または低合金鋼

溶接部
ニッケル合金
セーフエンドステンレス鋼
溶接部
ステンレス鋼
一次系配管
ステンレス鋼
一次冷却材流れ

下部胴

管支持板
検査穴
検査穴
管板
水室

セーフエンドSUSF316管台
炭素鋼
または低合金鋼

周方向
溶接部

周方向溶接部
ニッケル合金バタリング溶接部
ニッケル合金

手直し
溶接部

SG 側

配管側

5mm

8

一次冷却水入口管台
一次冷却水出口管台

マクロエッチング観察

セーフエンドグラインダ＋バフ仕上げ領域

9

NISA文書における当該部位への検査要求

維持規格との関係
 維持規格では、当該異材継手には体積試験及び表面試験（外表面）を要求。
 体積試験(外面からのUT)では、管台側の幾何学的形状のため、探傷不可範囲が存在。
 維持規格 IA-2360「接近性」における免除規定を適用。
y IA-2360 (1) コンクリートに埋設または囲まれた機器，ガードパイプ内の支持構造物，取外し困難な補強材，遮へい材，保護部材等で囲まれている機器あるいは幾何学的形状等のため構造上接近または検査が困難な機器の当該箇所は検査を免除してもよい。ただし，このような機器の当該箇所を，記録しておかなければならない。(後略)
体積試験
A-B-C-D
表面試験
A-B
10mm
AD

ステンレスクラッド

UT探触子

10mm
BC

バタリング
溶接部

内表面

B-Fカテゴリ：容器管台とセーフエンドの異種金属溶接継手

探傷不可範囲敦賀-2の場合のUT探傷不可範囲

10「原子力安全・保安院，加圧水型軽水炉の一時冷却材圧力バウンダリにおけるNi基合金使用部位に係る検査等について」，NISA-163a-03-1，平成15年12月12日 より抜粋

113

個別検査および標準検査の対象機器
個別検査IJB クラス１機器（BWR）（炉底貫通部）･ 中性子計測ハウジング(VT-2、一部MVT-１）･ 制御棒駆動ハウジング（VT-2)

2.標準検査のさらなる適正化(1)試験範囲の適正化による新技術の有効活用

標準検査
IB クラス１機器
・B-O：制御棒駆動ハウジング (体積or表面）(耐圧部の突合せ溶接継手）
・B-P：全ての耐圧機器 (VT-2)
IC クラス２機器
ID クラス３機器
IE クラスMC容器
IF 支持構造物
IG 炉内構造物
・G-1：容器内部の構造物・取付物 (VT-3）
・G-2：炉心支持構造物 (VT-3）

IJG 炉内構造物(BWR)･ シュラウドサポート(MVT-1)･ シュラウド(MVT-1)･ 上部格子板(VT-3、一部MVT-1)･ ジェットポンプ(MVT-1)･ 炉心スプレイ配管/スパージャ
JSME維持規格2004年版による(MVT-1)(PWR)･ バッフルフォーマボルト(UT) y JSME維持規格2004年版では、炉内構造物等の標準検査の内容を調整し、両者が重複しないようにしている。
･ バレルフォーマボルト(UT)y 今後クラス1機器等について、さらに、個別検査を追加しようとす･ 炉心そう(UT)
ると、標準検査との重複回避が必要不可欠である。
･ 制御棒クラスタ案内管(VT-1)

 クラス１機器の異材継手(Ｂ-Ｆカテゴリ）及び配管耐圧部（Ｂ-Ｊカテゴリ）における体積試験範囲を全板厚tから内面t/3に適正化（ASMEと同等）することで、新しい検査技術(P/A-UT)を有効活用できる。
体積試験範囲Ａ-Ｂ-Ｃ-Ｄ

体積試験範囲Ａ-Ｂ-Ｃ-Ｄ
管台

表面試験範囲(注)Ａ-Ｂ

表面試験範囲(注)
Ａ-Ｂ
10 mm

Ａ

10 mm

10 mm

セーフエンドＢ

ＤＣ
内面(注):異種金属溶接継手の場合はＡ-Ｂの表面試験を体積試験に加えて行うこと

10 mm

ＡＡ Ｅ

Ｄ
クラッド
バタリング
(異種金属溶接継手の場合）

ポンプ,弁,管台接続部の場合の形状を模式的に示す。

m10 m

バタリング
(異種金属溶接継手の場合)

エルボの場合Ｆ Ｂ
ＢＣ

内面(注):異種金属溶接継手の場合はＡ-Ｂの表面試験を体積試験に加えて行うこと

Ｂ－Ｆカテゴリ：セーフエンドまたは管の同種および異種金属溶接継手の試験範囲

12

現状の問題点と変更のメリット

背景：他規定、他規格との比較

 クラス１機器では全板厚の試験が要求されるため、形状エコー等、意味のない指示の記録が多くなり、試験員の被ばく増大の一因となっている。
 試験体積を内面t/3に限定することにより、以下のメリットが期待される。

 ASMEの同種(B-F)では内面t/3＋外表面(1976 Winter Addenda 以降）
 維持規格でもクラス２(C-F)は内面t/3＋外表面
ポンプおよび弁箱の管台接続部がある場合の形状
模式図

表面試験範囲
Ａ-Ｂ
10 mm
10 mm

10 mm

Ａ

y 試験員の被ばく低減に寄与
y 自動UT、特にP/A-UTのような新技術の適用を促進

Ｂ

Ｃ(P/A-UT：フェーズドアレイ法)
y 幅の狭い振動子を複数並べた探触子を用い、個々の振動子に電圧をかけるタイミングを変えることにより、電子走査により(探触子を動かすことなく)超音波ビームの方向を変えたり、ビームの太さを変えて探傷または欠陥深さ測定を行う方法
y 試験体積の限定により、P/A-UTの利点を活用でき、試験時間の短縮が可能になる

tＤ
t/3

Ｆ

Ｅ

5 mm

5 mm

体積試験範囲Ｃ-Ｄ-Ｅ-Ｆ

Ｃ－Ｆカテゴリ：管の溶接継手
ASME Sec.XI 2004 Category B-F

1314154

a．複数の溶接継手に対する検査規定の例

2.標準検査のさらなる適正化(2)リスクの考え方を取り入れること

表-B-2500-1 試験カテゴリと試験部位および試験方法

a．複数の溶接継手を「全て少しずつ検査」すべきか、「１本にまとめて検査」してもよいか？

試験カテゴリ
項目番号(1)

B-A 原子炉圧力容器および原子炉容器の炉心外周域耐圧部分の溶接継手試験部位

図番

(5)

試験方法

試験の範囲および程度＊

延期

炉心外周域にある溶接継手

b．検査対象範囲が極端に少ない場合に、検査間隔内の経過年に対する検査要求量の規定に例外を設けられないか？

(3)

B1.101

胴の周継手

図 IB-2500-1

体積

溶接継手

B1.102胴の長手継手図 IB-2500-1

体積

溶接継手

B1.103

補修溶接部分

－体積

補修溶接範囲

(2)

可(3)

可(4)

可

＊：検査間隔内での延期(3) 各検査間隔中の試験程度は，溶接継手長さの7.5％とする。ただし，周継手について5％16

長手継手について10％としてもよい。

17

JSME維持規格2002年版より

RV溶接継手の例

論点

21°
0°

表-B-2500-1 試験カテゴリと試験部位および試験方法
270°

試験カテゴリ
項目番号

90°

(1)

B-A 原子炉圧力容器および原子炉容器の炉心外周域耐圧部分の溶接継手
試験部位
図番
試験方法同一カテゴリー内に複数の(5)試験の範囲および程度

180°

I
261°
141°

＊

延期

溶接継手がある場合、炉心外周域にある 「各」溶接継手と溶接継手解釈すべきか？

0°

II(3)

B1.101

胴の周継手

図 IB-2500-1

体積

B1.102胴の長手継手図 IB-2500-1

体積

溶接継手

B1.103

補修溶接部分

－体積

補修溶接範囲

(2)

I

可溶接継手

(3)

カテゴリB-A（原子炉圧力容器の炉心外周域耐圧部分の溶接継手）

可(4)

可II

III
IVV

240°

120°

300°

60°

＊：検査間隔内での延期(3) 各検査間隔中の試験程度は，溶接継手長さの7.5％とする。ただし，周継手について5％長手継手について10％としてもよい。

JSME維持規格2002年版より

18IVIIIV

この例では、カテゴリB-A に属する胴の長手継手が６本存在する180°195「各」溶接継手とした場合極力まとめた場合

検査範囲

III

検査範囲

IIIIV
各溶接継手と解釈すると、６本の長手継手それぞれに対して10％ずつ検査することになる
ＣＶ内の配置設計によってはＲＶ外側の空間が狭く、内側からしか検査できず、時間がかかりすぎるIV

20

維持規格2004年版における対応試験カテゴリ

B-A 原子炉圧力容器および原子炉容器の炉心外周域耐圧部分の溶接継手
試験部位

図番

(5)

試験方法 試験の範囲および程度(1)

表 IA-2320-1 各検査間隔内の経過年に対する試験要求量

延期

＊

検査時期

最小の試験終了量

最大試験量

（経過年）

（％）

（％）

3

1650※

可可

炉心外周域にある溶接継手
B1.101

胴の周継手

B1.102胴の長手継手B1.103(2)

補修溶接部分

(3)

図 IB-2500-1

体 積

溶接継手

図 IB-2500-1

体 積

溶接継手

－体 積

(3)

補修溶接範囲(4)

21b．経過年に対する検査要求量の規定

表-B-2500-1 試験カテゴリと試験部位および試験方法

項目番号同一カテゴリー内の継手全てに対して10％検査すればよいと解釈すると、極力まとめた場合には、１本の長手継手だけの検査で済む

可750※

7510100100(注)※： いずれの試験カテゴリについても，第 1 検査時期の試験終了量が 34％を超える場
合，第 2 検査時期の最小試験終了量は，少なくとも第 1 検査時期の試験終了量(％)に 16％＊：検査間隔内での延期を追加した試験量を行うこと。

JSME維持規格2004年版より

22

JSME維持規格2004年版より

この規定に従い、3年目、7年目、10年目に、10年間で実施すべき検査対象範囲の、例えば1/3ずつを実施すればよいことになる

236

論点

クラス２（３種）容器溶接継手の例

表 IA-2320-1 各検査間隔内の経過年に対する試験要求量
検査時期最小の試験終了量

最大試験量

（経過年）

（％）

（％）

31650※

750※75101001002.5%（17mm）

ＡB
入口

検査範囲

(注)※： いずれの試験カテゴリについても，第 1 検査時期の試験終了量が 34％を超える場
合，第 2 検査時期の最小試験終了量は，少なくとも第 1 検査時期の試験終了量(％)に 16％を追加した試験量を行うこと。

Ａ

JSME維持規格2004年版より
出口
B部詳細

10年間で実施すべき検査対象範囲の絶対値がどれほど狭くても、一律に例えば1/3ずつ、経過年において検査を実施すべきか？

24

ほう酸フィルタ(PWR化学体積制御系）

この例では、10年間に実施すべき検査対象範囲が50mmしかない。
（溶接継手長さの7.5%）
経過年において1/3ずつ検査する場合、1回当りわずか17mmに過ぎない。
高線量区域のため、被ばくと労力が検査によって得られるメリットとバランスしているか疑問。
25まとめ
 標準検査の位置づけと個別検査との関係について今後整理し、より一層明確な概念を構築し、それに基づき規定内容を適正化していく必要がある。
 体積試験範囲の適正化等により新たな検査技術を有効に使えるようにしていく必要がある。
 科学的･合理的検査規定の確立のため、今後はリスクの考え方を取り入れていくことも検討すべきである。
26

7