103

原子力発電所における水撃事象の分析
Analysis of Water Hammer Events in Nuclear Power Plants
佐藤 正啓（Masahiro Sato）*

柳 千裕 （Chihiro Yanagi）*

要約 水撃事象は，米国の原子力発電所における未解決安全問題の１つとして取り上げられ，解決済とされた．しかしその後も発生件数は減少傾向にあるものの，現在も依然として発生している．
本調査では，これまでに経験した国内および米国加圧水型軽水炉（PWR）の事故･故障情報データや米国規制関連文献の中から水撃事象に関するものを収集して，分析するとともに，国内PWRでの対応状況を調査した結果，いずれの水撃事象に関しても水撃が発生しないよう設計・運転などの面から対応がとられていたり，水撃が発生しても設計面で対応がとられているが，水撃防止にあっては，運転操作への依存度も大きく，継続的な配慮が必要であることが確認された．

キーワード

水撃，未解決安全問題，原子力発電所の事故・故障

Abstract
IA water hammer issue in nuclear power plants was one of unresolved safety issues
listed by the United States Nuclear Regulatory Commission and was regarded as resolved. But lateron, the water hammer events are still experienced intermittently, while the number of the events isdecreasing. We collected water hammer events of PWRs in Japan and the United States and relevant
documents, analyzed them, and studied corrective actions taken by Japanese plants. As a result, it isconfirmed that preventive measures in design, operation etc. have been already taken and thatmitigation mechanisms against water hammer have also been considered. However, it is clarified that
attention should be continuously paid to operation of valves and/or pumps, as the prevention of water
hammer still relies on operation.
Keywords

1.

water hammer, unresolved safety issue, incident and malfunction of nuclear power plants

はじめにた．
ここでは，水撃事象に関する米国と国内における調国内外の原子力発電所の事故・故障情報を分析す

査分析結果について述べるとともに，今回の調査にることから教訓を学び，同種の事故・故障を防止す

際し，米国では，1984年に水撃事象に関しての技術ることは，原子力発電の信頼性向上を図るために有調査結果が，原子力規制委員会(NRC:Nuclear益である．当研究所では，これまで「重要事象に係Regulatory Commission)からNUREG-0927 Rev.1（４）とわる信頼性向上の研究」として「非常用炉心冷却系して発行されているため，この文献を参考に，米国（1）（ECCS）作動事象の分析」 「原子力発電所におけにおける水撃に関する状況についてもまとめた．

（2）
る弁不具合事象の分析」
等を実施してきた．

今回は，米国においても安全上重要な問題として早くから認識されている問題，いわゆる未解決安全

2.

米国の状況問題（USI: Unresolved Safety Issue）（3）の１つとして取り上げられ，解決済とされた。しかしその後も発米国では，1984年に水撃事象に関しての技術調査

生件数は減少傾向にあるものの，現在も依然として結果がNUREG-0927 Rev.1として発行されている．

発生している水撃事象に係わる調査分析を実施しこの中で，水撃事象を完全に排除することは不可能*（株）
原子力安全システム研究所

技術システム研究所

104であるとするとともに，技術的解決策がまとめられ，（6）発生頻度は1970年代半ばが最高で，新規プ解決済としていた．まずは，この文献などをもとに，ラント運転開始数が最高に達したときに一致

米国の原子力発電所における水撃に関する状況につするが，その後，経験に基づく設計変更等でいてまとめた．

低減している．

（1）原子力発電所の種々の系統に蒸気・水・ボ（7）水撃発生の回避が不可能な場合は，水撃のイドが共存する可能性があるため，水撃の発発生を予想し，その際の機械的荷重を配管お生を完全に排除することは不可能である．

よびサポートの設計基準に取り入れることが必要である．

（2）損傷は配管サポート関連が主である．
（3）発生の約半分がプラント運転開始前の試運（8）可能な対策として，ボイド検知，系統満水転段階から運転開始後１年以内に集中してお化設備設置，ベント設備設置および運転員訓り，これは，一定の学習期間が存在し，その練などをあげている．

間に設計上の欠陥が是正され，運転上のエラこれらのうち（8）について，表１にNRCが提案ーが減少することを示している．
（4）PWRは沸騰水型原子炉（BWR）に比べて，する系統別水撃対策について示す．その中でボイド発生回数は少なく，重大事象も少ない．これ

計設置について提案されており，図１，２にはそのは，主として2つの要因に起因する．1つは，概念設計について示す．NRCは，PWRでボイド計BWRの方がECCSに給水するサプレッションプの設置による対策が適用できる系統として，ECCSールの高さが低いため，BWRのECCS管路で漏（安全注入）と補機冷却水系を挙げている．本調査

洩によるボイドが発生しやすいこと，もう1つでは，このボイド計について，米国PWRでの設置は，BWRには蒸気と水の相界面が存在するこ状況を問い合わせ等により調査したが，設置されてとである．

いるプラントは見あたらなかった．

（5）最も重要な水撃要因は配管部でのボイド（蒸気・空気等）の存在である．

表１

なお，その後，1997年７月に，発生件数は減少傾
向にあるものの，依然として水撃が発生しているとNRCが提案する系統別水撃対策（PWR）（出典：NUREG-0927 Rev.1（1984年3月））

系

統

主給水系

主蒸気系
一次冷却系
余熱除去系
ECCS

水撃発生動作給水制御弁不安定
人的ミスなど弁閉止による蒸気水撃
逃がし弁吹き出し
人的ミスなど逃がし弁吹き出しボイド
ボイド

化学体積制御系 蒸気泡潰れまたは振動
補機冷却水系 ボイド
蒸気発生器

蒸気ボイド潰れ

水 撃 発 生 防 止 策
設 計 面
運 転面

制御弁適正化
手順書整備，教育・訓練
サポート設計
サポート設計手順書整備，教育・訓練
サポート設計ベント弁
ベント弁，ボイド計

手順書整備，教育・訓練
手順書整備，教育・訓練
手順書整備，教育・訓練

ベンティング，系統満水 系統満水化，化，解析
手順書整備，教育・訓練
Jチューブ，配管長最適化，給水流量制限

105

ベント弁
S
ベントライン

レベル伝送器LT

レベル計警報LI

モニタ配管
モニタ配管にベントラインを設け，レベル計により，ボイドを検知し，警報を発信する．
図1

警報

NRCが提案する水撃対策案 ボイド計の概念図（出典：NUREG-0927 Rev.1（1984年3月））超音波検出器

モニタ配管

モニタ配管に超音波検出器を設け，ボイドを検知し，警報を発信する．

図2

その1（レベル計）

NRCが提案する水撃対策案 ボイド計の概念図（出典：NUREG-0927 Rev.1（1984年3月））

してNRCから原子力発電所設置者に対して注意喚

3.

その 2（超音波検出器）

水撃事象の調査分析（5）

起が図られている ．

3.1

対象情報

米国の事象は，法律に基づきNRCへの報告が義106務付けられている原子力発電所設置者事象報告

が，設計レビュー中に水撃発生の可能性を指摘され，（LER:Licensee Event Report）（６），NRCが安全上重要LER報告対象となったもの11件や，そのほか参考と（７）な問題について発行するIN（Information Notice）
，
（８）

（９）

BL（Bulletin） ，GL（Generic Letter）

および

（10）
NUREG（Nuclear Regulatory Commission Report）

なる情報18件も抽出した．
国内は実際に発生した事象１件を抽出し，総件数93件を抽出した．

といった公開情報を対象とした．一方，国内事象は，法律や大臣通達に基づき通商産業省に報告が義務付けられており公開されている事故報告（11）〜（14）を対象とした．

3.3

データの整理LERは，事象内容の記述については自由記述であるため，分析に適した形に整理し直す必要があった
ため，次の通りデータ項目の検討を行った．まず，

3.2

調査対象期間と調査対象プラント

水撃事象についての着眼点として，（1）流体の相・圧力・流速・温度といった流体の状態

水撃に関する事象報告の総件数が結果的に少ないこともあり，米国と国内の事象とも1982年１月から（2）系統構成1998年3月までの期間に報告された事象を調査の対（3）運転操作象とした．ただし，それ以前の事象についても，（4）水撃発生時の影響・損傷

NUREGの中で分析されている場合には取り上げるを取り上げ，これらに対応するデータ項目として，ようにした．

（1）水撃形態

対象プラント型式は，国内と米国とも，ウェステ（2）発生系統

ィングハウス社（WH:Westinghouse Electric Corporation）（3）発生箇所型のPWRとした．

（4）発生原因・動作

米国の事象抽出時には，実際に水撃が発生し，報告された事象63件以外に，実際には発生していない

ID

プラント名

プラント番号炉型

14

H.B.Robinson-2

261

PWR/WH 71/03/07（5）実施された対策（6）損傷箇所

運開日

発生年月日

運開〜発生（年）

引用文献

96/10/25.6

IN91-50S1

事象概要
設置者は逆止弁の漏洩試験を終え，この際，注入配管を部分的に排水した．その後，蓄圧器隔離弁を開き，配管内に再注水した時，蓄圧器内の600psigの水によってドレン配管内が急速に加圧され，水撃が発生した．
水撃形態

発生系統

発生箇所

ガス圧縮水撃

安全注入系

蓄圧器ドレン管 弁開発生原因動作プラントへの影響

損傷箇所

設備運転不能宣言

レストレイント損傷

原因

原因記述

人的ミス（運転）

蓄圧器隔離弁を開き，配管内に再注水した時に，蓄圧器内の600psigの水により空気ボイドが急速に加圧されたことで水撃発生．

対策

対策記述

記載なし

記載なし

評価
蓄圧タンクラインのRCS圧力バウンダリ境界弁である逆止弁漏洩試験を実施する際には燃料取替用水タンクに還流するテストラインの昇圧確認で行うか，あるいは同ラインの流量計による計測，もしくはサンプル弁からの落下水の採取計量で行う．このとき，逆止弁部に空隙部が発生しないように実施する．さらに漏洩試験終了後の蓄圧タンク隔離弁の再開に際しては，空気ボイドが存在している可能性があったとしても，水撃が発生しないように，緩速微開操作を行うことになっている．
検討要否

理由

検討不要

運転面で対応済

図３

データ整理の様式

107

件／プラント

0.25
0.2
0.15
0.10.05
運転開始
1年 前
1〜 以
2〜 2年 内以3〜3年 内以
44〜 年 内5 以
5〜 年 内以6〜6年 内以
7〜 7年 内以8〜8年 内以
9〜 9年 内
10 10年以内〜
11 11 以内〜 年
12 12年以内〜 以
13 13年 内〜
14 14 以内〜 年
15 15 以
〜 年 内
16 16 以〜 年 内
17 17 以内〜 年
18 18 以内〜 年
19 19 以内〜 年
20 20 以内〜 年
21 21 以〜 年 内
22 22 以内〜 年
23 23 以内〜 年
24 24年 以内〜
25 25 以内
〜 年
26 以
年 内
以
内

0

運転年数
運転年数は調査期間終点の1998年3月31日での年数
図4

運転年数毎の発生率（運転年数毎の水撃発生件数を当該運転年数のプラント数で除した値）（合計：64件）

35
人的ミス
設備面
その他

30

件数

2520
15
105降年

15年

以

20年降20年
降
15以年

10以内以内以内以年
降
10以5年

運転開始

後

以運転開降5年

始

以前

内0

運転年数
図5

運転年数別および原因別の分類（合計：75件）を設定することとした．
データ項目のうち，水撃形態については，次の４種類に分類した．
（1）単相圧力波水撃単相状態で圧力波が発生し，相変化は伴わない．
（2）ガス圧縮水撃

静圧低下により発生した蒸気により水柱分離が発生し，その後の静圧回復により再結合する際発生するもの．
（4）蒸気水撃蒸気が冷水に接触して急激に凝縮することにより発生するもの．
３．１項で調査した個々の事象・規制関連文献に系統内に空気等のガスだまりが，ポンプ起ついて，事象の状況･原因･対策に，上記の通り設定

動時等による急激な圧力上昇で過剰圧縮され，したデータ項目を加えた様式を定め，データを整理その反動で生じるもの．相変化は伴わない．

した．（図３）その際，事象の類似性を明確にし，（3）再結合水撃発生事象の傾向把握･分析を容易に行うことができ

108

25
可能性指摘
日本
米国

20件数

15105器
ブロ 水系
ーダ
不 ウン
系
明・その他系
蒸気

発生

補機

冷却

却

系
一次

冷

水系
海御系
学体

積制

却系
化

格

納

容器

冷

水系
給水
補助系
復入系
安全

注

去系
除気
熱
余蒸
主主給水系

0

図 6 発生および可能性指摘系統（1つの事象に対し，2系統の発生の記述があるため，合計は77件）

表２

系統別水撃形態（１つの事象に対し，２系統の発生の記述があるため，合計は76件）

主給水系
主蒸気系
余熱除去系
安全注入系
復水系
補助給水系
格納容器冷却系
化学体積制御系
海水系
一次冷却系
補機冷却水系
蒸気発生器ブローダウン系
不明・その他
小計

再結合水撃 単相圧力波水撃 蒸気水撃 ガス圧縮水撃 不明 小計
21116 20104273117231626663126642231231222224132518920 76
4るように分類した．

3.4

不具合事象分析結果

前項で整理したデータを基に傾向分析を行った．

3.4.1

発生年とその推移

図４に水撃発生事象64件が，運転開始後どの程度の期間後発生したかを調査するため，運転年数毎の発生件数を当該運転年数のプラント数で除した値を

109

3025件数

2015105

図7し
不明・
記載

な撃ガス

圧縮水撃蒸気水撃
水波力圧
単相再結合水撃0水撃形態分類（合計：75件）

示しており，運転開始前の試運転時および運転開始件と多くなっている．

後の数年以内での発生率が高いことがわかる．このことは，NRCの見解である「発生の約半分がプラまた，表２に示すように，主蒸気系では，蒸気水ント運転開始前の試運転段階から運転開始後１年以撃が多くなっている．一方，ガス圧縮水撃は，安全内に集中しており，これは，一定の学習期間が存在注入系および余熱除去系で発生しているが，これらし，その間に設計上の欠陥が是正され，運転上のエは，窒素ガス等の影響によるものである．

ラーが減少する」（NUREG-0927 Rev.1）ことと同等

原因，系統，水撃形態，水撃発生につながった動である．運転開始前と１年以内のものは19件で，作，水撃の影響および損傷箇所について傾向分析を1998年3月末までの件数の約30％を占めている．国

行った結果，以下の傾向が見られた．

内で唯一発生した事象も1.8年で発生している．な（1）水撃形態として，再結合水撃および単相圧お，発生したもののうち運転開始から最長の事象は25.6年で，人的ミスにより発生している．

力波水撃が多い（図７）（2）水撃につながった動作として，弁開閉およびポンプ起動・停止が大半を占めている（表３）

運転開始後25年から26年の間の発生率が大きいのは，発生件数が１件なのに対してプラント数は５で（3）水撃の影響として，設備が損傷または運転あり，プラント数が少ないことにより件数１件の影不能と見なし，当該設備に対して運転不能と響が高くなったものである．

して扱うケース（設備運転不能宣言）が多い（表４）

また，図５は原因別の発生件数を示しており，人（4）損傷箇所として，サポートが多い（表５）的ミスによる事象の件数は運転年数には依存していないように見受けられる．

4.
3.4.2

反映要否の検討

水撃事象の傾向分析
抽出した事象93件全てに対し，反映要否の検討を図６に示すように，最も事象が多く発生しているの行った．その際，系統および水撃発生動作別の国内が主給水系であり，その中でも単相圧力波水撃が11ＰＷＲ対応状況について調査し，反映要否を検討し110

表３動作別水撃形態（合計：75件）

再結合水撃 単相圧力波水撃 蒸気水撃 ガス圧縮水撃 不明 小計
弁開閉5432ポンプ起動・停止

10232水滞留及びポンプ起動65

逆 流
流量制御不安定16

不312518

小計

24176

凝縮水滞留

明

1022167949131975

表４ 系統別影響（１つの事象に対し，２系統の発生の記述があるため，合計は77件）
トリ
ップ

主給水系
主蒸気系
余熱除去系
安全注入系
復水系
補助給水系
格納容器冷却系
化学体積制御系
海水系
一次冷却系
補機冷却水系
蒸気発生器ブローダウン系
不明・その他
小計

33

安全注入 RCS 設備運転 配管損傷 ECCS機能低下 逃がし ポンプトリップ， 影響 記載
小計
動作 漏洩 不能宣言 の可能性 の可能性
弁開 外部電源喪失発生 なし なし
1313311215421116341132た．その結果を集約したものを図８に示す．図に示された項目毎の概要は次の通りである．
（1）「発生しないよう設計面で対応済」

62113 204 81 2 73 62 3 61 3 66432 31 21 1 23 45 35 77の抑制）を設置した給水管の採用などがある．
（2）「発生しても設計面で対応済」
水撃現象そのものを防止するのではなく，水撃発生を防止するための設計が行われて水撃の影響を考慮した設計が行われている事いる事象である．この対応が最も多く43％を象であり，22％を占めている．上記の（１）占めている．例として，蒸気発生器でのJチュと合わせると，設計面から対応している事象ーブ（２次側水位低下後の水抜け・蒸気侵入は，全体の65％に達しており，大半の事象が

111

表５

系統別損傷箇所（発生した事象64件のみ）（１つの事象に対し，損傷は複数ある場合があるため，合計は79件）
サポート損傷 溶接部損傷 弁損傷 その他損傷 損傷なし 記載なし 小計
主給水系
10385127主蒸気系
52119余熱除去系
22161
安全注入系
5931復水系
11174
補助給水系
231格納容器冷却系
11
化学体積制御系
4121海水系
321一次冷却系
211
補機冷却水系
11
蒸気発生器ブローダウン系
32
1不明・その他
431
小計
79752981020
情報不足
（16件）
発生しないよう設計面から対応済（40件）
保守面から対応済（8件）

運転面から対応済（9件）

発生しても設計面から対応済
（20件）
図8

反映要否検討結果設計対応されていることになる．例として，プラント出力運転中に，主給水制御弁あるい設計などに反映されている．
（3）「運転面から対応済」

は主給水隔離弁が原子炉保護信号を受けて急水撃現象が運転面から防止されている事象

速自動閉止すると主給水の急激な運動量変化であり，設計面からの対応に次いで多く，に伴う水撃が発生する可能性があるが，この10％を占めている．運転面からの対応の特徴

弁急速閉止は原子炉保護動作としては避けら

は，設計面での対応と異なり，運転操作するれないため，プラント建設段階で，弁急閉止毎に配慮する必要があることである．例としに伴う水撃荷重が解析で評価され，サポ一トて，余熱除去ポンプ起動時にはミニマムフロ112

ーラインをあらかじめ開としておき，余熱除参考文献

去熱交換器部分が完全締切状態にならないよう運用されている．
（4）「保守面から対応済」（1）麻坂顯一，加藤啓之，木田正則，原信一，熊田雅充，非常用炉心冷却系（ECCS）作動事象の保守面から設備の機能を維持することによ

分析，INSS JOURNAL No.2, p.169 （1995）

り，水撃の発生が抑制されている事象であり，（2）木田正則，橋場隆，原子力発電所における弁不９％を占める．例として，１次冷却系あるい具合事象の分析，INSS JOURNAL No.3, p.177

は蓄圧タンク注入ラインに接する，余熱除去（1996）

系戻りラインあるいは低圧注入ラインの逆止弁が漏洩すると，漏洩水のフラッシング蒸気（3）NRCが1974年エネルギー再編成法第210条に基づき発行する文書

ボイド，窒素ガスボイドが形成され，ポンプ（4）NUREG-0927 Rev.1 "Evaluation of Water Hammer

起動時の圧力上昇で再結合水撃，ガス圧縮水

Occurence in Nuclear Power Plants"（1984）

撃発生に至る可能性があるが，最下流の一次（5）Information Notice 91-50 Supplement 1,Water

冷却系圧力バウンダリを構成する逆止弁は定期的な漏洩試験が実施されている．
（5）「情報不足」
情報に「トリップ時，運転員が水撃音を聞

Hammer Events Since 1991（1997）（6）NRCが Code of Federal Regulation （CFR） Title
10 Part 50.73（a）（2）（iv）に基づき発行する文書

いた」とだけ記述があり，水撃自体について（7）NRCが適宜発行する通知の情報の記載がないものなどにより検討不可（8）NRCが1954年原子力法第182条a項に基づき発行能な事象である．

する通達（9）NRCが Code of Federal Regulation（CFR）Title

以上の結果，今回調査した水撃事象に対して直接10 Part 50.54（f）に基づき発行する文書反映要となった事象はなかったが，水撃の発生は運（10）NRCスタッフが作成する公式報告書

転操作への依存度が高いと考えられるため，運転面（11）電気事業法第106条

で対応している事象については，継続的な配慮が必（12）電気関係報告規則第3条

要である．

（13）核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第67条

5.

まとめ

（14）実用発電用原子炉の設置･運転等に関する規則
第24条第2項

米国と国内のPWRにおける水撃事象の分析を行い，その傾向を把握した．今回調査した水撃事象に対して，国内ＰＷＲでの水撃対応状況を調査した結果，直接反映要となった事象はなかったが，水撃の発生は運転操作への依存度が高いと考えられるため，運転面で対応している事象については，継続的な配慮が必要である．