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小口径枝配管の信頼性向上に関する研究
A Study on Improving Reliability of Small Diameter Branch Pipes
小林修二(Shuji Kobayashi)*

光田弘道(Hiromichi Mitsuda)*

要約 小口径枝配管信頼性向上は，原子力発電所において，安全，安定運転のため重要な事項である．また，小口径枝配管の信頼性を向上するための第一歩は，その配管の故障発生原因となる恐れのある問題点を見つけだすことである．このため，本研究は，この問題点を見つけだす方法を開発することを目的として実施した．
我々は，トラブル情報に基づいて実施している現行の機器信頼性向上の方法について検討した．
それを基に，故障発生原因となる恐れのある問題点を見つけだすための新しい方法を提案した．
次に，この新しい方法を代表的原子力発電所の小口径枝配管に実地適用した．その結果を基に，小口径枝配管の問題点を見つけだすために使用できる重要なチェック項目を選定した．
キーワード

小口径枝配管，原子力発電所，信頼性向上，故障発生原因，トラブル情報

Abstract
Improving the reliability of small diameter branch pipes (SDBPs) is important for safe
and stable operation of Nuclear Power Plants (NPPs). Identification of deficiencies in SDBPs is thefirst step to improve reliability of those pipes. This study was carried out to find a method for
identification of deficiencies in SDBPs.
We studied the current method to improve the reliability of equipment, based on abnormal occurrence
reports. After that, we proposed a new method to identify deficiencies in equipment. Next, we
conducted the new method on SDBPs in typical NPPs. Finally, we selected some important items tocheck which can be used to identify deficiencies in SDBPs.
Keywords

small diameter branch pipe, nuclear power plant, improving reliability, identification ofdeficiency, abnormal occurrence report

1.

はじめに

そして，トラブル情報に基づて実施している現行の機器信頼性向上方法について検討した．それを基に，平成５年度に，日本国内において，原子力発電所問題点を見つけだすための新しい方法を提案した．の運転を停止させることとなった小口径枝配管のト

次に，この新しい方法を代表的原子力発電所の小口ラブルが３件発生した．このため，我々は，小口径径枝配管に実地適用した．その結果を基に，小口径枝配管の信頼性向上が，発電所の安全，安定運転の枝配管の問題点を見つけだすために使用できる重要ため重要な事項であるとの認識のもとに，その信頼なチェック項目を選定した．

性向上に関する研究に取り組んだ．小口径枝配管の信頼性を向上するための第一歩は，その配管の「故2.

小口径枝配管の概要障発生原因となる恐れのある問題点（以下，｢問題点｣と言う．）」を見つけだすことである．このため，「枝配管」とは，母管（系統配管），ポンプ，タ本研究は，この問題点を見つけだす方法を開発する

ンク等に取り付けられたベント管，ドレン管，計装ことを目的として実施した．

配管などのことあり，本報告書においては，呼び径我々は，小口径枝配管について，概要を調査した．
*（株）
原子力安全システム研究所

技術システム研究所

50 Ａ（２Ｂ）以下の枝配管を｢小口径枝配管｣と言94う．小口径枝配管の多くのものはソケット溶接で母の原因を見極めるために分析を行うとともに，その管等に取り付けられている．

会社の発電所の同様な機器に同じ部品を使用してい図１に小口径枝配管の例を示す．図には，加圧水るかどうかを調らべる．もし，同じ部品が使用され型軽水炉の蒸気発生器で発生した蒸気をタービンにていると認識した場合には，その機器に使用してい導く系統配管である主蒸気管に取り付けられたベンる部品において同様なトラブルが発生する可能性にト管を示している．このベント管は，母管である主ついて注意深く調査する．このようなトラブル反映

蒸気管に取り付けられた管台にソケット溶接されて検討により機器の特定の部品に問題点が見つかれいる．平成５年７月に加圧水型軽水炉において，こば，その機器の部品に対する必要な変更または改善の溶接部から蒸気が漏えいするというトラブルが発が行われ，トラブル発生の可能性が除去される．

生した．その原因としては，溶接部に施工不良があこのトラブル反映方法は，速やかに機器の信頼性り，運転時の微振動のため，当該溶接部にひび割れを向上させるためには良い方法である．けれども，が発生，進展し，蒸気の漏えいに至ったものと推定

次に示す二つの欠点を抱えている．第一に，それぞ

（1）

されている

れのトラブル原因に対する反映検討の実施時期が異．

なるために，設備変更がなされたものはトラブル反3.

機器信頼性向上方法についての検討

映検討対象から外れやすい．即ち，トラブル反映検討がかなり古い時期に実施された機器を，その後変3.1

更するときにトラブル反映検討がなされないで変更現行の機器信頼性向上方法してしまう可能性がある．第二に，トラブル反映検図２の上部には，現行のトラブル反映による機器

討はトラブルを生じた機器と同様の機器に着目されやすい．このため，トラブル発生機器とは異なった信頼性向上方法についての概略を示す．
原子力発電所を運転している会社がトラブル情報

機器にトラブルを生じたものと同様な部品があったを入手すると，研究者または技術者がそのトラブル場合にその部品に内在する同様な問題点を見逃して原子炉格納容器

サポート

ベント管

ベント管
蒸気タービンへ
主蒸気管
給水

加圧器
蒸気発生器

主蒸気管

原子
炉
１次冷却材ポンプ
管台

主蒸気管

図1

小口径枝配管の例 (主蒸気管のベント管）

95

現行の取組

事
故の要
因
ごとに設
備をチェ
ック事故要因（１）に関する類似設備の点検事故要因（２）に関する類似設備の点検事故要因（３）に関する類似設備の点検・・・・・・・

部品A 部品B 部品C 部品D 部品E ・・・
設

備

部品ごとに関係する要因を横断的にチェック損傷が発生した時に重大な影響のあるものを優先的にチェック
新しい方法の提案

現 行 の 取 組 の 欠 点・事故が発生した直後に点検するため，事故要因によって点検時期がずれる
設備改造により抜け落ちが発生

これらの欠点を解決する・設備，機器レベルでの類似対象を重点的にチェックする
類似部品が抜ける可能性がある

図2

トラブル情報に基づいて実施している機器信頼性向上方法（現行の取組と新しい方法の提案）

96

部品
一次
二次配管
配管部

損傷モード
漏洩（1/3）開始
海水ラインか?

チェック項目はい
常時
はい
流れのある部分か?

いいえ

いいえ

１）オリフィス下流部はあるか?
２）Ｔ字管部はあるか?
中間開度の弁下流部はあるか?
小口径配管でライニング４）の無い部分はあるか?
ライニング施工不良で肉厚５）不足の部分はあるか?
海生物の付着がある部分は６）あるか?
３）

７）埋設ラインか?
当該配管系にサポートはあるか?

配管番号

損傷要因チェックリスト

スプリングサポートはあるか?

はい８）9 ）サポートはあるか?

いいえ

図3

チェ
ック
マーク

可能性のある損傷要因
オリフィス下流部の乱流でライニング剥離
Ｔ字管部の乱流でライニング剥離
中間開度の弁下流部の乱流でライニング剥離
ライニング無い部分の腐食孔あき
ライニング施工不良で肉厚不足で腐食孔あき
海生物の付着→成長→剥離→ライニング損傷
埋設配管の土圧による荷重で応力過大
スプリングリポートの調整不良
による荷重で応力過大サポート異常拘束による熱変位拘束

損傷要因チェックリストの例

しまう可能性もある．

原因の記録を調べた．その結果を部品毎，損傷モード毎，損傷要因毎に分類し，それぞれについて損傷3.2

新しい機器信頼性向上方法の提案が発生しやすい部位あるいは状態を明らかにした．
次に，小口径枝配管を部品に展開し，部品毎，損傷現行の機器信頼性向上方法における，この二つのモード毎に，可能性のある損傷要因をリストアップ

欠点を解決するため，保守に関する新しい方法を提し，チェック項目として整理した．作成した損傷要案した．図２の下部に，現行の方法と比較して，こ因チェックリストの例を図３に示す．の新しい方法を示す．それは，収集した全てのトラ

このチェックリストを用いて，代表的加圧水型原ブル情報を基に，それぞれの部品毎に「損傷要因チ

子力発電所の小口径枝配管の点検を行った．点検は，ェックリスト」を作成し，そのチェックリストを用設計，保守活動および実物配管に対して実施した．

いて，原子力発電所の安全，安定運転のため重要なその結果，いくつかの問題点を発見し，改善を提言

機器の全ての部品の点検を行う方法である．

した．

このように，収集した全てのトラブル情報を網羅した部品毎のチェックリストを用いることにより，

4.

重要なチェック項目の選定

抜け落ちのない点検ができると期待される．
最後に，代表的加圧水型原子力発電所の小口径枝

3.3

新しい方法の実地適用

配管の点検で発見された問題点について，同様な問題点を見つけだすために必要なチェック項目は何か

損傷要因チェックリストは次の手順で作成した．という観点から検討を加えた．その結果を基に，小先ず，配管に関するトラブル情報を収集した．収集

口径枝配管の問題点を見つけだすために使用できるした 450 以上の情報について，トラブル事例とその重要なチェック項目を，表１のとおり選定した．

97

表1部品

a．配管部

小口径枝配管の問題点を見つけだすために重要なチェック項目
損

傷

要因

（a）母管振動との共振による疲労
亀裂発生

チェック項目
1 ．サポートの緩み，破損がないこと
2 ．振動評価がなされていること（b）配管の熱変位拘束に起因する過大応力による亀裂発生

3 ．熱変位する配管の U ボルトサポートが配管を異常拘束していないこと
4 ．配管が他の構造物に接触していないこと

5.

（c）異物との接触による SCC

5 ．ステンレス配管に異物が付着していない
こと（d）配管表面の傷に起因する疲労
亀裂発生

6 ．配管表面に有害な傷がないこと

b．溶接部（a）溶接不良に起因する亀裂発生

7 ．溶接部の健全性検査がなされていること

c．温度計用座（a）流体励起振動と溶接不良に起因する溶接部の亀裂発生

8 ．溶接部の健全性検査がなされていること

d．その他
全般

（a）不十分な旧基準に起因するトラブル発生

9 ．最新プラントの設計プラクティスとの比較チェック（b）不正確な系統図使用に起因するヒューマンエラー発生

10．系統図，配管図と実物との比較チェック

結論できる重要なチェック項目を選定した．選定したチ
ェック項目を表１に示す．

小口径枝配管の故障発生原因となる恐れのある問
題点を見つけだすための新しい手法を提案した．そ文献

れは，収集した全てのトラブル情報を網羅した部品毎のチェックリストを用いることにより，抜け落ち（1）通商産業省資源エネルギー庁公益事業部原子のない点検を行う方法である．この方法を代表的加力安全管理課編，平成６年版

圧水型軽水炉に実地に適用してみた．その結果を基運転管理年報，（社）火力原子力発電技術協会，に，小口径枝配管の問題点を見つけだすために使用

1996 − 9

原子力発電所