337

米国原子力発電所における運転認可更新に関する分析
Analyses of Operating License Renewal for Nuclear Power Plants in USA
千葉

吾郎（Goro Chiba)＊

要約 米国の原子力発電所は，当初の認可された運転期間は 40 年であるが，これまでに多くのプラント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，我が国においては，プラントの長期運転を想定した高経年化対策を行っており，電力会社は高経年化技術評価等報告書を作成し，国の評価を受けている．本報では，経年劣化対策の状況を調査し，日米比較を行った．その結果，日米で進め方，背景，労力，審査期間等に相違があるが，日米とも，60 年間の長期運転を想定した機器等の健全性の確認を目的としている面で違いはない．また，INSS の海外不具合データベースを用いた傾向分析を行い，運転認可更新申請の有無が機器等の経年劣化に及ぼす影響について，分析評価を行った．その結果，認可更新未申請ユニットに，経過年数の増加に伴い経年劣化不具合発生件数が増加する傾向があることがわかった．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，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った．
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 the originally-approved operating period for nuclear power plants in the
U.S. is 40years, the operating periods of many plants have been extended by license renewal for
another 20 years. On the other hand, in Japan, plant life management is carried out assuming longterm operation of the plant, and the electric power company submits reports, such as aging
technology assessment, and receives evaluation by the authorities. In this paper, the situation
regarding plant life management was investigated and a Japan-U.S. comparison was made. As aresult, differences were found in the procedure, the background, the manpower, the review period,
etc. in Japanand the U.S, but there is no difference between Japanand the U.S.in aiming for a check of
the integrity of components, assuming long-term operation for 60 years. Moreover, trend analysis
using the overseas fault database of INSS examined the effect on the preservation activities of alicense renewal. As a result, there is a tendency for license renewal not to be applied for in units inwhich the number of aging faults increases with the increase in elapsed years. The U.S.license
renewal system was considered to be effective in plant life management, and suggested the validityof plant life management in Japan which is employing the equivalent system to the U.S.
Keywords

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

1. はじめに年経過するまでに，60 年間の運転を想定した高経年化評価を行い，以後 10 年毎に最新の知見等を踏まえ米国の運転中の原子力発電所において，合計 104

た再評価を実施する必要がある．

基中 47 基が運転開始以降 30 年を超えている（2007

本報告では，原子力発電所の高経年化対策の重要

年 5 月末現在）．米国では，原子力プラントの運転認性に鑑み，米国の運転認可更新の状況と，2005 年 12

可期間を当初 40 年とし，その後最長 20 年の認可更月に更新が認可された Point Beach 発電所の申請書新が可能であり，これまでに 48 基が更新の認可を受等を調査し，我が国の高経年化対策との比較検討をけている．

行った．また，これまでに原子力安全システム研究

また，我が国においては，合計 55 基の原子力発電所（以下「INSS」という）が入手した不具合情報に所のうち 12 基が運転開始以降 30 年を超えている

基づき，米国の発電所における経年劣化に係る不具（2007 年 5 月末現在）．我が国では，運転開始以降 30

合の傾向分析を行い，運転認可更新申請の有無が機＊(株)原子力安全システム研究所

技術システム研究所

338

器等の経年劣化に及ぼす影響について，分析評価を行った．

2000 年 3 月に，Calvert Cliffs 1,2 号機の運転許認
可 の 更 新 が 認 可 さ れ，そ の 後 こ れ ま で に 48 基
（PWR 32 基，BWR 16 基）が認可を受け，10 基が2. 高経年化への対応の状況

申請済となっている．運転認可更新の申請，認可の状況を表 1 に示す．

2.1

米国の運転認可更新の状況
2.2

米国原子力規制委員会（NRC）は，1991 年に運転

Point Beach 発電所運転認可更新
申請書の概要認可更新に対する安全要件を定めてパイロットプラ
ントへ適用し，その結果を踏まえて規則（10 CFR

運転認可更新の審査では，プラントの安全問題

54）(1)を制改定するとともに，申請と審査を効率的（10 CFR 54）と環境問題（10 CFR 51）とが平行しに行うための規制指針（Reg. Guide 1.188）(2)，標て行われる．ここでは，安全問題に関する審査状況

準 審 査 計 画（SRP-LR）(3)，経 年 劣 化 知 見 報 告 書に着目し，Westinghouse 型加圧水型原子炉（PWR）（GALL 報告書）(4)を発行した．

として至近（2005.12）に認可された Point Beach 発
表1

米国の運転認可更新の申請，認可の状況

プラント名
Calvert Cliffs 1, 2 号機

炉型
CE-PWR

申請年月日
1998 年 4 月 10 日

認可年月日
2000 年 3 月 23 日

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

B&W-PWR
CE-PWR

1998 年 7 月 7 日
2000 年 2 月 1 日

2000 年 5 月 23 日
2001 年 6 月 20 日

Edwin I. Hatch Nuclear Plant 1,2 号機

BWR

Turkey Point Nuclear Plant 3, 4 号機
North Anna 1, 2 号機, Surry 1, 2 号機

WH-PWR
WH-PWR

2000 年 3 月 1 日
2000 年 9 月 11 日
2001 年 5 月 29 日

2002 年 6 月 6 日
2003 年 3 月 20 日

Peach Bottom 2, 3 号機

BWR

2001 年 7 月 2 日

St. Lucie, Units 1, 2 号機

CE-PWR
CE-PWR

2001 年 11 月 30 日
2002 年 1 月 11 日

Fort Calhoun Station 1 号機
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

2002 年 1 月 15 日

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

WH-PWR

2001 年 6 月 14 日

2003 年 12 月 5 日

WH-PWR

2002 年 6 月 17 日
2002 年 8 月 1 日

2004 年 4 月 19 日
2004 年 5 月 19 日

2002 年 8 月 6 日
2003 年 1 月 3 日

2004 年 4 月 23 日
2004 年 10 月 28 日

2003 年 9 月 15 日
2003 年 10 月 15 日

2005 年 5 月 12 日
2005 年 6 月 30 日
2005 年 8 月 30 日
2005 年 11 月 28 日

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

WH-PWR
WH-PWR
BWR

Farley 1, 2 号機
Arkansas Nuclear One 2 号機

WH-PWR
B&W-PWR

D.C. Cook 1, 2 号機

WH-PWR

2003 年 10 月 31 日

Millstone 2, 3 号機
Point Beach 1, 2 号機

WH-PWR
WH-PWR

2004 年 1 月 22 日
2004 年 2 月 26 日

2005 年 12 月 22 日

Browns Ferry 1, 2, 3 号機

BWR

2004 年 1 月 6 日

2006 年 5 月 4 日

Brunswick 1, 2 号機

BWR

2004 年 10 月 18 日

Nine Mile Point 1, 2 号機
MonticelloBWR

2006 年 6 月 26 日
2006 年 10 月 31 日

Palisades
Oyster Creek

BWR

2004 年 5 月 27 日
2005 年 3 月 24 日

CE-PWR
BWR

2005 年 3 月 31 日
2005 年 7 月 22 日

BWR

Pilgrim 1 号機
Vermont Yankee

BWR

2006 年 1 月 27 日
2006 年 1 月 27 日

James A. FitzPatrick
Susquehanna 1, 2 号機

BWR
BWR

2006 年 8 月 1 日
2006 年 9 月 15 日

Wolf Creek

WH-PWR

2006 年 10 月 4 日

HarrisIndian Point 2, 3 号機

WH-PWR
WH-PWR

2006 年 11 月 16 日
2007 年 4 月 30 日

2006 年 11 月 8 日
2007 年 1 月 17 日

339

電所 1，2 号機の運転認可更新申請書（LRA）(5) おc. 予備の設備

よび，同ユニットに対する NRC の安全評価報告書

安全系設備の予備品は対象とする．

（SER）(6)の概要を紹介する．
Point Beach 発電所は，1 号機が 1970 年 12 月，2号機が 1972 年 10 月の営業運転開始で，いずれも電(３) 総合プラント評価結果（IPA）
a. 経年劣化管理レビュー（AMR）対象の機器構

気出力 509MW の 2 ループで，1 号機は関西電力美造物と機能の確認

浜発電所 2 号機のモデルプラントである．2002 年 11・材料，運転環境の整理と劣化メカニズムの抽出

月には，計測精度向上による 1.4％の出力増強が認

・運転経験を反映

可されている．

・Westinghouse Owners Group レポートの要求に対する対応状況(１) スコーピング
下記に該当する系統，構築物，機器（SSC）を抽

b. 管理が必要な経年劣化影響の確認
・GALL 報告書の劣化管理要求に対する追加の検出する．
a. 安全系 SSC 10 CFR 54.4(a)(１)（Criterion1）

討・時限経年劣化解析（TLAA）が必要な項目の抽

b. 安全系 SSC 10 CFR 54.4(a)(２)（Criterion2）
高エネルギー配管，安全系に接続する配管，損傷

出c. 経年劣化管理プログラム（AMP）の適用の妥した場合に安全系に影響を及ぼす SSC 等
c. その他 10 CFR 54.4(a)(３)（Criterion3）

当性・GALL 報告書で今後の評価が必要とされる項目(a).火災防護（FP）10 CFR 50.48(b).環境認定（EQ）10 CFR 50.49の検討
・GALL 報告書と一致しているものから発電所固(c).加圧熱衝撃（PTS）10 CFR 50.61(d).スクラム失敗事象（ATWS） 10 CFR 50.62

表 2 Point Beach 発電所の経年劣化管理プログラム（AMP）(e).所内電源喪失（SBO） 10 CFR 50.63

№

項

目

GALL AMP_No.
M1,3

1
2
3
4

クラス 1 〜 3 機器 ISI プログラム
格納容器・ライナ ISI プログラム
支持構造物 ISI プログラム
ボルト健全性S1,2,4
S3
M18

原子炉容器，原子炉冷却材圧力バウンダリ，

5
6

Boraflex モニタリング
ほう酸腐食

M22
M10

蒸気発生器，加圧器，パイプ，ポンプケーシン

7

埋設配管サーベイランス

M34

グ，弁箱，炉心シュラウド，機器支持構造物，
圧力バウンダリ，熱交換器，換気ダクト，格納

89ケーブル状態監視
閉サイクル冷却水系

E1,2,3M21

容器，格納容器ライナ，電気および機械ペネト

10

火災防護

M26,27

レーション，機器搬入口，耐震カテゴリⅠ構造

11

流れ誘起腐食
燃料油化学

M17
M30

一回の検査
開サイクル冷却水系

M32,33M2015

周期的監視と予防保全

固有モータ，ディーゼル発電機，空気圧縮機，スナ

16
17

Alloy 600 検査
炉内構造物

M11
M13,16バ，制御棒駆動部，排気ダンパ，圧力送信機，

18

炉容器サーベイランス

M31

圧力表示器，水位表示器，開閉装置，冷却ファ

1920

蒸気発生器健全性
構築物検査

M19
M23,S5,6,7(２) スクリーニング
a. 静的機器・原則として以下の機器構造物を含む．

物，電気のケーブルとコネクタ，ケーブルトレ
イ，キャビネット
・また，原則として以下を含まない．
ポンプ（ケーシング以外），弁（弁箱以外），

ン，ト ラ ン ジ ス タ，バ ッ テ リ，ブ レ ー カ，リ

12
13
14

21

系統外観検査22

容器内面検査M29
固有b. 長期間供用機器

23
24

シンブルチューブ検査
水化学

M37
M2

周期的な取替を行わない機器を対象とする．

25

環境性能保証E1

レー，スイッチ，出力変換器，回路基盤，充電
器，電源

340

〔機器･構造物の抽出〕〔機器･構造物の抽出〕

クラス１,２,３の機器･構造物の抽出（消耗品･定期取替品は除外）〔部位の評価〕
機器･構造物の部位への分割（動的部位で保守管理が適切なものは除外）
部位毎に材料･環境を同定
運転経験･研究知見〔経年劣化事象の評価〕
想定すべき経年劣化事象を抽出
事象･部位毎に評価点の抽出

経年劣化事象の発生,進展の評価
高経年化対応上着目すべき事象の抽出

60年の供用を仮定した健全性の評価
現状保全内容の整理
これらの情報から現状保全の妥当性評価

・クラス１,２の機器･構造物（SSC）
・安全関連に影響を与えうる非安全関連SSC
・火災防護，環境認定，加圧熱衝撃，スクラム
失敗事象，所内電源喪失に係るSSC〔対象SSCの抽出〕
経年劣化管理レビュー対象のSSCの抽出
・動的SSCを除外
・消耗品，定期取替品を除外〔経年劣化事象の評価〕
想定すべき経年劣化事象を抽出
事象･部位毎に評価点の抽出

経年劣化プログラム（AMP）適用性の評価
・AMPの技術評価

期間限定経年劣化解析（TLAA）の評価
・延長された運転期間の終了までの解析
・SSCの機能が確保されていることの確認

耐震安全性評価
長期保全計画の策定（点検･検査項目，技術開発課題の抽出）

図1

最終安全解析書（FSAR）の補遺
Tech. Spec.の変更点の記載
環境報告書（ER）の補遺

我が国の高経年化対策評価の流れ

有のものまで，経年劣化管理が必要な項目に対図2

米国の運転認可更新評価の流れれている．

する AMP の技術的評価
なお，Point Beach 発電所の AMP の項目を表 2 に

2.3

我が国における高経年化対策の状況示す．
我が国においては，1996 年に当時の通商産業省資(４) 時限経年劣化解析（TLAA）

源エネルギー庁が「高経年化に関する基本的な考え延長された運転期間の終了まで有効な解析を行い，方」(7)を示し，事業者は高経年化対策として，運転機器構造物の機能が適切に確保されていることを確開始以降 30 年以内に技術評価と長期保全計画の策認する．

定，報告を行い，定期的（10 年毎）に再評価を実施することとしている．

Point Beach 発電所の運転認可更新の審査は，環その後，高経年化対策の実施に当たり，経済産業

境評価も含めて約 22ヶ月の期間を必要とした．審査

省原子力安全・保安院（NISA）はガイドライン (8)の状況は，NRC が安全評価書（SER）を公開していおよび標準審査要領(9)を定め，審査を行っている．

る．審査に当たり，NRC は追加情報要求（RAI）を

また，NISA の審査に当たり，原子力安全基盤機構

事業者に発行し，事業者は技術情報を提出する．そ（JNES）は高経年化技術評価審査マニュアル(10)を制

れらの対応状況がすべて公開され，透明性が確保さ定し，技術的妥当性の確認を行っている．これまで

341に 12 基が報告書の審査を受けた．

2.4

同社は再度申請を準備中である．

高経年化対応の日米比較

高経年化対応の日米の状況を比較すると，対象とされる機器構造物は，米国がクラス 1，2 の機器等に我が国の高経年化対策と米国の運転認可更新との加え，故障時に安全系の機能に支障を来す機器等と比較検討を行った．

しているのに対し，我が国ではクラス 1 〜 3 のすべ

我が国の高経年化対策の流れを図 1 に，米国の運ての機器を対象としている．また，日米ともに動的

転認可更新の流れを図 2 に示す．

機器は対象外とすることができるが，近年の高経年

我が国においては，事業者は発電所を構成する安化評価報告書においては，各社（東京電力，中部電

全上重要な機器・構造物を選定し，それらすべてに力，関西電力）共に動的機器も含めて検討の対象とついて材料，環境，損傷メカニズム等の検討を行い，している．

60 年の供用を想定した健全性の評価，課題の抽出を

我が国の高経年化対策において，これまでの審査

含む長期保全計画の策定を行う(11)(12)．

経験と最新の知見，諸外国の動向等を踏まえて 2005

一方，米国においては，事業者は我が国と同様，

年にガイドライン等(2)(3)が制定された．国は，事業安全上重要な機器・構造物に対して材料，環境，損者からの報告書に基づき，技術評価，審査，および傷メカニズム等の検討を行い，それらの経年変化管

必要に応じて現地確認を行い，評価に抜けのないこ

理プログラム（AMP）の適用の妥当性を評価する．

とを確認している．一方，米国の運転認可更新は，

米国は，これまでの運転認可更新の審査経験を反劣化の検討対象とする機器等の評価と保全計画が，映し，ガイダンス文書の導入により申請者の準備と標 準 審 査 計 画（SRP-LR）と 経 年 劣 化 知 見 報 告 書

NRC の審査両方の合理化を図ってきた．制度の開始（GALL 報告書）の要求が満たされていることを確

当初は審査に多くのマンパワーを必要としたが，近認している．

年では標準的に 22ヶ月（行政審判が必要となる場合

日米とも，60 年間の長期運転を想定した機器等ので 30ヶ月）の期間と，フルタイムのプロジェクトマ

健全性の確認を目的としているが，進め方，背景，

ネージャ 4 名程度にスタッフを加えた体制で審査が労力等に相違があり，審査期間は，関西電力美浜 3

行われる．

号機の場合で一部変更分の審査を含んで約 6ヶ月でな お，2005 年 2 月 に FirstEnergy 社 は Beaver

あったのに対し，米国では約 4 倍の期間を必要としValley 発電所の運転認可更新を提出したが，記載内ている．一方，米国では申請書の標準化により事業

容が一般的過ぎることと，いくつかの技術的な記載

者側の労力が軽減され，ページ数で見ると我が国が不備の指摘を受けて，申請書は受理されなかった．

約五千頁であるのに対し，米国は千数百頁となって

海
外
の
不
具
合
情
報
・
技
術
情

DB
ＮＲＣ情報

ＩＮＳＳ

Ｐ ︵
Ｗ 電
Ｒ ︑
九
海 電

ス
ク
リ
ー
ニ
ン
グ

外 四
情 電

（BL,GL,IN）
ＡＳＮ情報
ＩＮＰＯ情報ＷＡＮＯ情報海外メーカ情報

原
技
協

情
報
入
手

︑

分
析
評
価

対
策
提
言

報
国内メーカへ問合せ（必要に応じ）

図3

関

ＮＲＣ速報、週報

INSS における海外情報分析の流れ

︑

報 北
電
検 ︑
討 原
電
会 ︶

342

いる．我が国の制度では，営業運転開始後 30 年まで

く（173 件）を 占 め て い る．次 い で，カ ナ ダ（19の時期と，以降 10 年毎の報告が必要となるが，高経件），フランス（14 件）の不具合が報告されている．

年化対策の検討に当たって，審査項目のひとつとし米国の発電所における運転認可更新の比較検討をて社内の実施体制が明確にされているので，先行ユ行う観点から，米国の経年劣化事象（173 件）によ

ニットの報告書を参考にして業務の定型化を行うこり以降の分析を行った．

とにより，技術力の継承は十分に図られてゆくものと考える．

図 5 に米国の設備別の発生状況を示す．なお，設備別の分類区分については，我が国における典型的な高経年化対策報告書の，主要設備評価時のカテゴ

3. 米国の運転認可更新の不具合傾向からの分析

リ（15 種類）とした．
設備別の発生状況については，配管，弁，電気設
備，計測制御設備の順で発生しているが，際だって

3.1

不具合情報の抽出

不具合件数が突出した設備はなく，広く発生している．

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

3.2(13)，その流れを図 3 に示す．

米国の運転認可更新と経年劣化事象
発生の状況

今回の分析に使用したデータベース（DB）には，
米国の原子力規制委員会（NRC）と，原子力発電運

米国では，これまでに認可更新を受けたユニット

転 協 会（INPO），世 界 原 子 力 発 電 事 業 者 協 会

は 48 基（2007.5 まで運転休止中の Browns Ferry 1（WANO）などから入手した情報を蓄積している．

号機を含む），申請・受理され，審査中のユニットがこの DB には，2006 年 1 年間で約 3,100 件の情報を10 基，未申請のユニットは 46 基である．これら運

入力している．

転中ユニット 104 基を，申請済・認可済の 58 基と未2006 年に入手した不具合情報から，原因が「経年申請の 46 基とに分け，申請済・認可済のユニット

劣化」とされたものについて，260 件の事象を抽出が，両者で近年の不具合発生傾向に違いがあるのかした．図 4 に国別発生状況を示す．経年劣化事象のどうかを分析した．
申請済・認可済と未申請のユニットについて，運国別の発生状況については，米国の不具合状況が多

配管
弁
電気設備
計測制御設備
電源設備
ポンプ
容器
タービン設備機械設備
ケーブル
ポンプモータ
熱交換器
その他

米国
カナダ
フランス
韓国
ドイツ
ウクライナ
その他

図4

海外の経年劣化事象の国別報告状況
表3

図5

米国の経年劣化事象の設備別報告状況

米国原子力発電所の運転状況と不具合発生の状況

運転認可更新認可済・申請済
運転中ユニット数（基）平均経過年数（年）（件）
2006 年
不具合報告件数 （件／基）運転認可更新未申請

全体

PWR
36

BWR
22

小計
58

PWR
33

BWR
13

小計
46

29.7
63

31.8
34

30.4
97

23.0
46

22.6
30

22.9
76

26.8
173

1.75

1.55

1.67

1.39

2.31

1.66

1.66

104

343

申請済（PWR）
未申請（PWR）
申請済（BWR）
未申請（BWR）
0%

図6

20%

40%

60%

80% 100%

配管
弁
電気設備
計測制御設備
電源設備
ポンプ
容器
タービン設備ケーブル
機械設備
ポンプモータ
その他

認可更新申請の有無による経年劣化事象の設備別発生状況

10
8

件
数 6
︵
件 4
︶

2
0

15

20

図7

25
経過年数（年）

3035

認可更新申請済発電所の経年劣化事象時期別発生件数

10
8
件 6
数
︵
件 4
︶

2
0

15

20

図8

25
経過年数（年）

3035

認可更新未申請発電所の経年劣化事象時期別発生件数

転開始以降の平均経過年数，2006 年不具合報告件数あるものの，炉型，認可申請の有無に係わらず，全について，表 3 にまとめた．なお，経過年数は 2007

体平均で 1.66 件／基程度発生している．なお，2006

年 5 月末段階の値を計算により求めた．

年 1 年間で経年劣化不具合の報告がなかったユニッ

運転開始以降の平均経過年数は，認可申請ユニットが約 30 年であるのに対し，未申請ユニットは約23 年であった．これは，高経年化ユニットで運転認可更新が必要となった段階で適切に申請しているためと考えられる．
2006 年の経年劣化不具合報告件数は，バラツキはトが，認可申請ユニットで 14 基，未申請ユニットで
14 基あった．
図 6 に，炉型毎，認可更新申請の有無毎の，経年劣化事象の設備別発生割合を示す．
炉型でみた場合，PWR では配管と弁が，BWR では電気設備，電源設備の構成比率が高い傾向がある．

344

10
認可更新申請済
認可更新未申請

8

件数

6

4

y = 0.1402x -1.5623

2
y = -0.0067x +1.8774
0
15

20

25

30

35

40

経過年数（年）
図9

表4

経過年数と経年劣化事象発生件数

認可更新申請済ユニットの F 分布検定結果

回数
N

自由度
φR
φyx

58

1

56

平均平方
VR
Vyx
0.06562
2.24

分散比
F0
0.03

認可更新申請済のデータは，回帰直線の勾配がほぼ 0 であり，報告件数と経過年数に有意な関係は認められない．F 分布関数による検定の結果を表 4 に示す．
F 分 布 関 数 表 か ら，自 由 度 50 の 場 合，危 険 率

表5
回数
N
46

認可更新未申請ユニットの F 分布検定結果
自由度
φR
φyx
1
44

平均平方
VR
Vyx
26.20
2.53

分散比
F0
10.36

5％，1％の数値はそれぞれ 4.03，7.17 であり，計算により求めた分散比はいずれよりも小さいので，発生件数は経過年数の影響を受けない．
認可更新未申請のデータについても F 分布関数による検定を行った．結果を表 5 に示す．

しかしながら，不具合発生設備構成比率を運転認可計算結果の分散比 F0は，自由度 50，危険率 5％，

更新申請の済と未とで比較した場合，PWR と BWR

1％の F 分布関数表から得られた 4.03，7.17 のいずとに共通した有意な差は認められない．

れよりも大きく，未申請ユニットについては，経年劣化事象が経過年数と共に多くなっていることが推

3.3

傾向分析

定される．
以上の検討から，経年劣化不具合発生件数につい入手した「経年劣化」に係る不具合情報を，運転て，認可更新申請済ユニットでは運転経過年数との認可更新申請の有無により 2 つのグループに分け，相関は認められないが，認可更新未申請ユニットで分析評価を行った．

は経過年数の増加に伴い件数も増加する傾向がある

経年劣化事象の発生件数を運転開始からの経過年ことがわかった．

数で整理し，グラフを作成した．図 7 に認可更新認

事業者は，適切な保守管理によって機器・構造物

可済・申請済ユニット，図 8 には未申請ユニットをの性能低下傾向を評価，予測してゆく必要がある．

示す．なお，横軸の経過年数はおおまかな値である．

認可更新の申請の過程において，事業者が保全計画

ここで，運転認可更新申請の有無の，経年劣化不を具体化し，そのことが発電所の高経年化対策に有具合の発生への寄与について考察するために，図 7

効に機能し，不具合発生の抑制に寄与しているものと図 8 それぞれのデータに F 分布関数による検定をと考える．

行った．まず，図 7 と図 8 のデータを経過年数と件

米国の認可更新制度では，事業者が発電所の安全数との相関を図 9 に示し，図中にそれぞれの回帰直上重要な機器・構造物に対して材料，環境，損傷メ

線をあわせて表示する．

カニズム等の検討を行い，事業者の経年変化管理プ

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ログラムで網羅されていることの確認を行っている．

(４) NUREG-1801 Rev. 1, “Generic Aging Lessons

一方，我が国においても高経年化対策で細分化されLearned (GALL) Report”, USNRC, (2005).

た機器・構造物に対して検査，評価，保守方法に抜(５) Point Beach Nuclear Plant Application for

けのないことの確認を行っており，今回の米国の分

License Renewed Operating Licenses, WEPCo,

析結果は我が国の高経年化対策の有効性を期待させるものである．

(2004).
(６) NUREG-1839, “Safety Evaluation Report Related to the License Renewal of the Point Beach

4. まとめ

Nuclear Plant, Units 1 and 2”, USNRC, (2005).
(７) 資源エネルギー庁，「高経年化に関する基本的

米国の運転認可更新の状況と，Point Beach 発電

な考え方」，(1996).

所の申請書等を調査し，我が国の高経年化対策との(８) 原子力安全・保安院，「実用発電用原子炉施設比較検討を行った．対象とする機器に一部相違があにおける高経年化対策実施ガイドライン

り，進め方についても，我が国では最終的に長期保(NISA-167a- 05-1)」，(2005).

全計画を策定するが，米国は経年劣化プログラムの(９) 原子力安全・保安院，「実用発電用原子炉施設適用の妥当性を評価する．日米とも，60 年間の長期における高経年化対策標準審査要領 (NISA-

運転を想定した機器等の健全性の確認を目的として

167c-05-1)」，(2005).

いる面で違いはない．また，評価に当たって必要と(10) 原子力安全基盤機構，「実用発電用原子炉施設

なる資源量は，審査側では我が国よりも米国が，申における高経年化対策技術資料集 (JNES-SS-

請者側では米国よりも我が国が，より多く投入していることがわかった．高経年化対応の制度は，日米
ともに軌道に乗り，今後さらに実効的な評価等が行
われてゆくものと考える．
米国の発電所における経年劣化に係る不具合の傾
向分析を行い，運転認可更新申請の有無が機器等の0507 〜 0514)」，(2005, 2006).
(11) 関西電力株式会社，「美浜発電所 3 号機高経年化技術評価等報告書」，(2006).
(12) 原子力安全基盤機構，「高経年化技術評価等報
告書に対する技術審査報告書 (美浜発電所 3 号機) 」，(2006).

経年劣化に及ぼす影響について，分析評価を行った．

(13) 宮崎孝正，西岡弘雅，佐藤正啓，千葉吾郎，高その結果，認可更新未申請ユニットに，経過年数の川健一，島田宏樹，「海外原子力発電所におけ増加に伴い経年劣化不具合発生件数が増加する傾向

る 不 具 合 事 象 の 傾 向 分 析 (2004 年) 」
，INSSがあることがわかった．このことにより，米国の認JOURNAL, Vol.12, p.82 (2005).

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，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．

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
Nuclear Power Plants”, USNRC, (2005).