平成13年11月２日
原子力安全対策課

新型転換炉ふげん発電所の原子炉手動停止について（ヘリウム循環系配管からのトリチウム漏えいの原因と対策）

このことについて、核燃料サイクル開発機構から下記のとおり連絡を受けた。

記

新型転換炉ふげん発電所（新型転換炉；定格出力１６.５万ｋＷ）は、平成13年１月19日から本格運転中であったが、１月下旬以降主排気筒トリチウム濃度の分析値が通常値より高い傾向を示していたことから、４月中旬からトリチウム放出源の調査を行った。この結果、アニュラス内のヘリウム循環系配管からの漏えいと判断し、５月24日に原子炉を停止した。
漏えいが認められたヘリウム循環系戻り配管を切断し調査を行った結果、８箇所で貫通割れが、また配管の溶接部近傍や曲げ部の内面に多数の割れが確認された。割れは内面を起点とした粒内応力腐食割れで、内面から粒内応力腐食割れの原因となる塩素が検出されたことから、アニュラス部以外の配管についても超音波探傷検査を実施し、詳細原因調査を行うこととした。
［平成13年５月23日､５月28日、８月24日記者発表済］
１．調査結果
［超音波探傷検査の結果］
ヘリウム循環系配管のうちヘリウム冷却器出口からカランドリアタンク入口近傍（ヘリウム連通弁）までの配管について超音波探傷検査を実施した。また、再結合器、ヘリウム冷却器、重水ダンプタンクからヘリウム冷却器入口までの配管については、溶接部近傍について検査を実施した。
・ 原子炉格納容器内にあるヘリウム循環系配管では、格納容器貫通部からカランドリアタンクに向かう４インチ配管部で、ほとんどの溶接部近傍に指示が認められた。
・ 原子炉補助建屋内については、流量計オリフィス部より下流側では、ほぼ全ての配管溶接部近傍で指示が確認されたが、オリフィス部より上流側のヘリウム冷却器までの配管では指示が数カ所であった。
・ 再結合器（２基）の入口配管溶接部近傍で指示が確認された。
・ 検査で認められた指示は、全て配管溶接部近傍内面での割れ指示であった。
［配管内面の調査結果］
超音波探傷検査で割れが認められた代表的な部位計10箇所を切断し詳細調査を行った。

・オリフィス部下流側の８インチ配管内面には、水が溜まっていた跡のような変色が確認されるとともに、原子炉格納容器内までの配管内面に斑点状の変色が見られた。
・ 割れは内面を起点とした粒内応力腐食割れで、オリフィス部下流側での割れの深さは、配管厚さ（6ｍｍ）の１／２程度まで進展したものも見られた。
・ 一方、オリフィス部の上流側やヘリウム冷却器出口部では、変色も少なく、割れもあまり進展していなかった。
・ 再結合器Ａの入口配管溶接部近傍では粒内応力腐食割れが認められ、内面に再結合器触媒の付着物が見られたが、再結合器Ｂ入口配管溶接部では割れは認められなかった。
［配管内面の付着物］

ヘリウム循環系配管内面の全ての箇所で塩素が検出されるとともに、重水中に含まれる６０Ｃｏも微量検出された。
検出された塩素濃度は、割れや変色が多く見られるオリフィス部下流側で高い傾向が見られた。配管内面に付着した塩素について、これまでの重水中の塩素濃度と６０Ｃｏの半減期（約５年）をもとに推測したところ、運転開始当初の重水に含まれていた塩素が付着したものと推測された。
［運転開始当初のヘリウム循環系について］
ふげんの運転開始当初におけるヘリウム循環系の運転状況調査を行った。
・ 試運転当初ヘリウム流量の変動が大きく、当時調査を実施した結果、オリフィス部下流側の８インチ配管内に重水が溜まっていたためと判明した。重水が溜まった原因は、８インチ配管に取り付けられているドレン弁を開としていたことから、ヘリウム冷却器側から重水が逆流したものと判明し、弁を閉運用に変更した結果、ヘリウム流量は安定した。しかし、配管内に溜まった重水はそのままにしていた。
・ 試運転当初、重水中の塩素濃度が非常に高かった。このため、塩素濃度の低減を図るため、重水浄化系イオン交換樹脂への通水方法を改善し、低塩素樹脂の採用を行った。
以上のことから、オリフィス部下流側の８インチ配管内には、塩素濃度の高い重水が溜まった状態が運転開始当初から継続されることとなった。
２．推定原因オリフィス部下流側の８インチ配管内に塩素濃度の高い重水が溜まった状態が試運転開始当初から継続していた。重水が溜まった配管内をヘリウムが高速で流れることにより、重水の飛沫が下流側配管内に運ばれ、配管内面で付着・乾燥し、塩素が濃縮する現象が継続的に生じており、残留応力の高い溶接部近傍等で内面から塩素による粒内応力腐食割れが発生したものと推定された。特に、アニュラ
ス入口部に設置した配管ヒータや保温材が、重水飛沫の乾燥・濃縮を促進させ貫通割れに至ったものと推定された。
ヘリウム冷却器は、重水のシャワーの中をヘリウムが流れる構造となっているが、特に試運転時は、重水のシャワーが断続的であったことから、塩素濃度の高い重水の飛沫が冷却器出口配管内面に付着・乾燥し、塩素が濃縮され、残留応力の高い溶接部近傍で割れが発生したものと推定された。

再結合器Ａの入口配管溶接部に認められた割れの原因は、建設時のヘリウム循
環系機能試験時、再結合器Ａだけを使用した運転を行っており、この時にヘリウム中の湿分が再結合器内で凝縮し、塩素を含んだ触媒の一部が水滴となり再結合器入口配管部に垂れ落ち、割れが生じたものと推定された。
３．対策（1）超音波探傷検査で割れが確認されたヘリウム冷却器出口部から原子炉格納容器内の４インチ配管部と予熱器出口部から再結合器までの配管全てを耐応力腐食割れに優れたSUS316L製の配管に取替える。
（2）アニュラス内のヘリウム循環系配管に取り付けられていた保温材と配管ヒータについては撤去する。また、オリフィス部下流側に溜まる凝縮水を連続的に排出させるための排水ラインを新設する。
（3）なお、今回取替える範囲の配管の一部について、念のため次回計画停止時に超音波探傷検査により健全性を確認する。
ふげん発電所は、今年度の運転計画として来年１月から第17回定期検査（約３ヶ月間）を計画しており、上記の対策工事が完了する時期はこの定期検査期間内になる予定である。

（経済産業省によるＩＮＥＳの暫定評価尺度）
基準１

基準２

基準３

評価レベル

−−０−０−

アニュラス部

格納容器内・内面割れが溶接部近傍に見られた。
・内面の斑点状の変色はアニュラス部に比べ少なくなっている。
・金属光沢が残っている。
Ａ

原子炉補助建屋・貫通した割れが8箇所ある。
・内面割れが溶接部近傍及び直管部の曲げ加工部で多く見られた。
・内面に斑点状の変色が見られた。

：欠陥が見られた範囲
調査配管総延長 約２２０m

配管ﾋｰﾀ

M

４Ｂ

：調査範囲

・内面割れが溶接部近傍で見られた。
・オリフィス下流側内面には水の溜まった跡のような変色が見られた。

４Ｂ

流量計オリフィス

M

８Ｂ

外面
４Ｂ

外面
6.0mm
地

外観図
6.0mm

約3mm

外観図

内面AA

断面図

ヘリウム冷却器内面

ドレントラップ

重水20Ｂ
AA

外観図

断面図

カランドリアタンク

・内面割れが冷却器出口の溶接部近傍で見られた。
・内面に斑点状の変色は見られない。

M連通弁

３Ｂ

M

再結合器

予熱器

３Ｂ

４インチ配管：厚さ6.0ｍｍ、内径102.3ｍｍ
８インチ配管：厚さ8.2ｍｍ、内径199.9ｍｍ

AB
BA重水系統へ戻る

３Ｂ
３Ｂ

重水ダンプタンク図−１ ヘリウム循環系配管調査結果

・再結合器入口配管溶接部に内面割れが見られた。
・内面には再結合器触媒の付着物が見られた。
・内面に斑点状の変色は見られない。

アニュラス部
原子炉補助建屋

格納容器内
内隔離弁

配管ヒータ
4B配管

重水が溜まった
配管内をヘリウムが流れることにより飛沫が生じ、下流側に運ばれる。

試運転当初、ドレンラインから重水が配管内に逆流し、その後ドレントラップの手動弁を閉運用としたことから、配管内に塩素濃度の高い重水が溜まった状態となった。

4B配管
飛沫供給量が少なく塩素が濃縮しにくい環境下にあったことから、アニュラス部
ほど割れが進展しなかった。

外隔離弁

保温材

配管

重水分が蒸発塩素を含んだ重水飛沫

ヘリウム流量12ｍ/ｓ
重水

８B配管

重水浄化系よりドレントラップ
本来の重水ドレンの流れ

ドレンラインは、配管内で凝縮した重水を排水するため設置された。

付着
塩素が濃縮

流量計オリフィス

試運転時の重水の流れ

貫通割れ

保温材

試運転時、ヘリウム冷却器での重水シャワーを断続運用としていたため、配管内に付着した重水飛沫が乾燥、濃縮され内面割れに至った。

試運転時、重水浄化系樹脂に脱塩素樹脂を採用していなかったため、現在に比べ重水中の塩素濃度が高かった。

ヘリウム

ヘリウム冷却器

重水系へ戻る

乾燥したヘリウムの流れ

逆流
ドレン弁を開運用としたため、圧力差によりヘリウム配管側へ重水が逆流し、8B配管内に溜まった。

ヒータで加温されたヘリウムにさらされるため、乾燥が促進され、溶接部近傍や曲げ加工部の残留応力がある箇所において、貫通割れが発生した。

図-２ 重水中の塩素により割れが生じた原因

格納容器内アニュラス部

原子炉補助建屋

定期的に超音波探傷試験を実施する範囲

Ａ

M
A

４Ｂ

配管ﾋｰﾀの撤去
４Ｂ

AAA

A

M

４Ｂ

８Ｂ

M

連通弁

４Ｂ

保温材の撤去20Ｂ
M

排水タンク
排水ポンプ

３Ｂ

３Ｂ

M

４Ｂ

Ｐ

カランドリアタンク

重水重水ダンプタンク

A

ヘリウム
冷却器

B
B

：損傷配管取替（材質をSUS304からSUS316Lに変更）（取替配管総延長：約８０m）：配管ﾄﾞﾚﾝﾗｲﾝの改善

予熱器

３Ｂ
３Ｂ

A
再結合器

重水系統へ戻る

図−3 ヘリウム循環系配管取替範囲及び対策概要