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原子力発電所における振動関連不具合事象の分析と再発防止対策
Analysis and Corrective Action of Vibration Related
Malfunction Events in Nuclear Power Plants
富岡立行(Tatsuyuki Tomioka)*

嶋田 善夫(Yoshio Shimada)†

要約 国内外の原子力発電所の事故・故障情報を分析することは，原子力発電の信頼性向上を図るために有益である．原子力発電所の安全で効率的な運転に大きく影響している配管，弁等の機器の振動に起因する不具合事象の発生頻度が高いことから振動に係る不具合事象の分析を実施した．本研究報告では，これまでに経験した日本および米国の PWR 型原子力発電所の事故・故障情報データベース中の振動に起因する不具合事象を分析すると共に，関連文献を調査することにより，重要事象の再発防止策を検討する．
まず，米国の事象は原子力発電所設置者事象報告（ＬＥＲ： Licensee Event Report）から，一方日本の事象は通商産業省への事故報告から分析に役立てるために不具合事象２次データベース（ＳＤＢＭＥ： Secondary Data Base for Malfunction Events）を構築した．次に，ＳＤＢＭＥを利用して事象の原因分析を行った．その結果，プラント出力に与える影響の観点から，化学体積制御系の抽出ライン配管が重要であることが明らかになった．一方，プラントの安全性に及ぼす影響の観点から，パックレス弁および主給水配管が重要であることが判明した． このような不具合事象の調査分析から，設備面と運用管理面から４項目の再発防止策を考察した．
キーワード

振動，不具合事象，不具合事象２次データベース，原因分析，対策マップ，再発防止対策

Abstract
Analyzing accident information of nuclear power plants at home and abroad will
enhance the reliability of the plant. The equipment, including pipes and valves, play an important rolein the safety and efficient operation of the plant. Vibration causes many problems with this equipment,
so an analysis of vibration related malfunctions have been made. This report analyzes nuclear power
plant vibration related malfunction events from Japanese and United States databases, examines
relevant documents, and studies measures for preventing the recurrence of similar events.
First, to help this analysis the Secondary Database for Malfunction Events (SDBME) has been
structured from the Licensee Event Report (LER) in the United States and accident reports to theMinistry of International Trade & Industry in Japan. By utilizing SDBME, the causes of each event
were analyzed and the importance of equipment was evaluated. It became clear that the letdown pipein the chemical and volume control system is important because of their influence on the plant power
level. At the same time, packless valves and the main feed water pipe are important because of theirinfluence on plant safety. Based on this analysis, four measures have been studied to improve facilities
and practical operation for the prevention of accidents.
Keywords

vibration, malfunction event, secondary database for malfunction event, cause analysis,corrective action map, corrective action* (株)原子力安全システム研究所 技術システム研究所
現 日本原燃（株） 六ヶ所本部再処理事業所† (株)原子力安全システム研究所
技術システム研究所

78

1.

はじめに熱応力が発生し，配管またはその溶接部に熱疲労き裂が発生する熱疲労破壊事象である．

国内外の原子力発電所の事故・故障情報を分析することから教訓を学び，同種の事故・故障を防止す
ることは，原子力発電所の信頼性向上を図るために

2.2

2 次データベースの構築有益である．そこで，従来から特定の事象について２次データベースの作成，事象の分析，対策の検討
（1）
（2）
（3）

を実施してきた振動等のサイクル応力に起因する不具合事象を調査するため，国外事象については，自由記述で記載．

本報告では，原子力発電所において重要な役割をされている米国ＬＥＲから，事象の状況，原因，対担っている配管・ポンプ・弁等の振動に起因する疲策等に情報を整理し直し，不具合事象２次データベ

労等の不具合件数が多く発生していることから，従ー ス （ SDBME ： Secondary Data Base for

来と同様の手順により振動等のサイクル応力に起因Malfunction Events）を構築することとした．

する不具合事象に注目し，過去に経験した国内外のこの SDBME は，市販のデータベースソフトを使用不具合事象の調査分析を行ったので，その概要を紹して作成し，事象の対象設備，機器，原因，影響，介し，状態監視や保全計画について留意する点等を対策等の分類コード付けをすることにより，発生事考察する．

象の傾向把握等を容易にできる構成になっており，その例を表１に示す．なお，国内事象についても同じデータベースにまとめることにした．
ところで，SDBME では，事象の類似性を明確に2.

するための分類を付加した．

不具合事象の調査分析（1）設備分類

2.1

事象発生の原因となった設備・機器の分類

事象の調査（2）原因・対策分類
事象発生の原因および対策の分類

国外の事象は，法律に基づきＮＲＣへの報告が義務付けられている原子力発電所設置者事象報告書（3）その他の分類（ＬＥＲ： Licensee Event Report）（4）から，一方国

事象発生の年月日，プラントモード，発生発見

内事象は，法律や大臣通達に基づき通商産業省に報動機，プラントへの影響等告が義務付けられている事故報告（5）から，それぞれ振動等のサイクル応力によって加圧水型原子炉

表1（ＰＷＲ： Pressurized Water Reactor）で発生した不２次データベースの出力例

具合事象を抽出する．また，調査対象期間は，

発 生 日 900907

1980 年から 1996 年の 17 年間とする．

ユニット名 Comanche Peak 1 参考情報:な

ここでいう振動等のサイクル応力に起因する不具合事象とは，以下のとおりである．
（1）振動を起因とする疲労，摩耗，誤動作事象
サイクル歪みを伴う機械振動，配管振動，流体振動を起因として配管溶接部等の疲労破壊，摩耗，ポンプ等のトリップリレーの誤動作に至ったものであり，過半数が疲労破壊不具合事象である．
（2）サイクル熱変動を起因とする熱疲労事象
流体の不十分な混合・弁漏洩により水平配管内に発生する熱成層の変動により配管部にサイクル

情報 No.:LER 445-90027-00
し炉型:PWR メーカ:WH
出 力:1 1 6 1
運開:9009
国:米 所有者:TUEC

出力運転中，No.2 主給水制御
原因区分 :〔11〕設備不弁のポジショナーフィードバック良
要 アームがせん断破壊した．
原
主給水制御弁のポジ状 運 転 モ ー ド ：〔01〕出力運転
ショナーフィードバッ
況 プラント影響 ：〔12〕手動停止
ク
アームのせん断破壊漏 洩 影 響 ：〔01〕影響なし 因分の原因は，流力振動に
人 身 影 響 ：〔01〕影響なし
類 規 制 影 響 ：〔01〕影響なし
よる疲労である．
概対策区分 :〔21〕設計変更
出力運転中，No.2 主給水制御
状 弁のポジショナーフィードバック
対況 アームがせん断破壊した．
流力振動を低減させこのため，No.2 蒸気発生器は
記
策 る制御弁内部設計の変述 過給水となり，プラントを手動停更が予定されている．
止した．

79

事象調査結果2.3合事象 89 件を不具合機器の所属する系統別に分類した結果を図２に示す．

2.3.1

タービン系統の主タービンに 18 件，熱交換器に国外事象

13 件，原子炉冷却系統の蒸気発生器に 13 件発生しＬＥＲ情報の中から抽出した振動を起因とする不具合事象 209 件を不具合機器の所属する系統別に分ており，これらの周辺箇所で高い頻度で不具合が発生している．

類した結果を図１に示す．
タービン系統の主給水機器に２９件，原子炉冷却系統の原子炉冷却材ポンプに１３件，タービン系統の補助給水機器に１２件発生しており，これらのポンプ周辺箇所で高い頻度で不具合が発生している．

2.4

事象の分析

2.4.1

国外事象の原因分析

抽出した 209 件の国外事象の内，発生件数の多い

2.3.2

国内事象

主給水系統 29 件について，事象発生の原因分析を事故報告の中から抽出した振動を起因とする不具

図３に示す．
主給水系統は，脱気器タンクに貯えられた加熱・脱気した給水を加熱器でさらに加熱し，蒸気発生器へ送水する系統である．

PWR型件

合計：209件

主給水系統事象 29 件の内，制御弁に起因するも7280706050403020100

図13126

タービン系

42132622原
冷子
却炉系

電気
関連系

炉非原
心常 補子
冷用 助炉
却系
系

図2

り，制御弁故障の原因の 74 ％を占めている．
その他

主給水制御弁は，大流量を常時制御するため，振動が発生しやすく，制御系の感度が高いために調整に十分注意する必要がある．

41318
ター
ビン
系

これらの主給水制御弁については，当社報告書

主給水系統

合計：89件

熱交換器
主タービン
SG
211435せると 83 ％と大半である．
ムナット緩み等のポジショナの故障が１４件であ17振動に起因する不具合発生状況（米国）

PWR型

因するものが，５件であり，制御弁とポンプを合わ
また，制御弁故障の原因は，フィードバックアー

1717件
8070605040302010042221229のが 19 件と 66 ％を占めている，また，ポンプに起補助給水系
主給水系
RCP
30件
31587484計
測
制
御系

炉非心常
冷用
却
系

7その他

振動に起因する不具合発生状況（日本）25105系

膨張継手破損等

ポジショナ故障

2081413
原原
冷 子 容子
却 炉 器炉系

弁体脱落

1925

合計：29件

3制
御弁

表332

140

線上欠陥等

軸破損

221

主ポ給ン水プ

給水
加熱器

配管等

主給水系統 不具合の原因（米国）

80「原子力発電所における弁不具合事象の分析」(3)にき対策を抽出するため，プラント出力に影響を与えおいて調査･検討済である．

た主な事象について対策マップを作成した．
この対策マップは，簡略な系統図に対象機器，原2.4.2

国内事象の原因分析

因，不具合状況，対応状況が表現されているもので抽出した 89 件の国内事象の内，発生件数の多いあり，電中研のトラブルマップを参考に作成したも主タービン系統 18 件の内訳は，タービン本体８件，のである．このマップを国外で発生した事象に適用

蒸気加減弁等のタービンに付属する弁７件，湿分分して，国内プラントにおけるトラブルを未然防止す

離加熱器に係るもの３件である．

るための対策発見に利用した．具体的には，国外のこの最も発生件数の多い主タービン本体につい発生状況を把握しやすいように視覚的に表現し，さて，事象発生の原因は，動翼の疲労によるもの４件，らに国内において既に経験した事象であり対策検討

静翼の疲労によるもの２件，グランドシールフィン中のものおよび，設備，仕様等が異なるものを対策とロータの接触２件となっている．

反映対象外としてトラブル未然防止対策の反映が必要な項目を抽出した．

2.4.3

対策マップ

図４にその例を示す｡

米国の SDBME から国内プラントへの反映するべ

プラント出力に影響を与えた事象
ほう酸タンク
原子炉冷却系

1次系補給水タンク
薬品タンク

充てん
配管

再生
クーラ

充てんポンプ

脱塩塔
余剰抽出配管
体積制御タンク

ポンプ停止
原因・対策等

配管漏洩
反映

・以前のガス巻込に 否よる主軸破損（疲・1件）
ポンプ修理

図4

配管漏洩原因・対策等

反映

原因・対策等反映

・充てん配管溶接部の割れ（疲・1件）
振動低減のため充てんポン
プパッキンの仕様を変更

否・キャビテーション等の振動による配管溶接部の割れ（疲・2件）
振動低減のための配管形状変更
溶接仕様の変更

要対策マップ（化学体積制御系）

81

海外文献の調査3.

動的機器であるポンプの不具合情報が 15 件と最も多く，弁の不具合情報が 14 件とこれに続いている．なお，ポンプの不具合情報には余熱除去系ポン情報源

3.1

プ，電動消火ポンプ等のポンプの低流量運転による軸損傷等が含まれる．

ＮＲＣが安全上重要であると考えられる問題につ（7），また，静的機器についても，蒸気発生器細管損傷

Generic Letter （8）から振動に起因する不具合に係る等の熱交換器が５件，ウォータハンマを含む配管の情報を抽出する．

不具合事象が４件発生している．

いて発行する Information Notice（6），Bulletin

なお，文献調査は，1980 年から 1996 年に発行されたものを調査の対象とする．

再発防止策の考察

4.

文献調査結果3.2

具体的再発防止策の考察

4.1
ＮＲＣ情報の中から振動等に起因する不具合に係る情報として 46 件を抽出した．これらの不具合に振動等に起因する不具合事象調査から対策マップ係る情報を機器別に整理した｡この状況を図５に示を用いてプラント出力に影響を与える機器を抽出す｡

し，海外文献の調査からプラントの安全性に影響を与える機器を抽出し，さらに国内においても同様の合計：46件

件
2015

設備運用であり未経験事象を抽出した．これらの情報から教訓を反映するように具体的な再発防止策を

1415

考察した．

10155414250ポン
プ

弁

図5図６にその考察検討過程をしめす．

654

熱交換器

配管2

非常用
D
G

6その他

4.1.1

プラント出力に影響を与える事象（1）化学体積制御系抽出ライン制御弁・オリフィ
ス下流配管のキャビテーション対策
化学体積制御系抽出ラインの制御弁・オリフィ

海外文献調査発生状況

ス等の絞り部の下流側でキャビテーションが発生
重要度分類

事
象
調
査

文
献
調
査

プラント
出 力 上
重
要（対策マップ）

プラント
安 全 上
重
要

抽出機器

再発防止策

・化学体積制御系
抽出配管（継手溶接部等の振動破損）

・制御弁・オリフィス
下流配管形状の変更、溶接継手の突合せ溶接化

・Kerotest 社製
パックレス弁
（逆流の運用によるチャタリング）

・畜圧タンク水張ライン弁で逆流しないように運用変更
・低圧抽出ライン止め弁の仕様を玉型弁等に設計変更

・給水配管等（ウォータハンマ）・配管の設計変更等

図6

再発防止対策の検討

82

し，その振動による関連機器のサイクル疲労によったり，周辺機器の健全性に影響をあたえるため，り，強度的に弱いすみ肉溶接部等が損傷し，１次

このような電動弁を含む系統ラインの設計変更時

系インベントリの減少により，原子炉を手動停止

においては，今後も十分な設計検討が重要である．

した事象が多く発生している．
日本では，主要配管の配管溶接部を強度のある突合せ溶接にする等の対策が採用されているが，

4.2

一般的再発防止策の考察

制御弁等の関連機器にも影響が及ぶ可能性がある．この周辺は､放射線量が高いため，常に目視以上に原子力発電所において教訓を反映するよう点検はできないが，振動計設置等の遠隔監視の配に具体的な再発防止策を示したが，振動に起因する慮が重要である．

不具合事象は，設計・製造・運用・保守等の各原子力発電所の環境条件に大きく影響されるため，以下

4.1.2

プラント安全性に影響を与える事象（1）蓄圧タンク水張ライン弁運用対策に不具合防止に係る一般的考察も具体的考察に合わせて示す．

ケロテスト社製のパックレス弁は，逆流が生じると，振動やウォータハンマを発生させ，配管や配管溶接部を損傷するため，蓄圧タンク水張ライ

4.2.1

設計面

ン弁周辺の配管が損傷する事象が発生している．

経験に基づく技術進歩によって，設計・製作規格

日本でも当該部に同種の弁を使用しているプラ等の基準の見直しが行われるが，不具合が発生する

ントが一部あり，タンク水張時において蓄圧タン機器は，古い規格のものが多いと考えられるがさらク間移送運用をしないようにすることが有効であに分析する必要がある．

る｡

このため，基準等の見直しにあたっては，機器への反映が重要となると考えられる｡（2）低圧抽出ライン止め弁仕様変更対策

また，電気計装部品のはんだ付け等の非強度部材

ケロテスト社製のパックレス弁は，逆流が生じの疲労による局所的な損傷がシステム全体に影響をると，振動やウォータハンマを発生させ，配管やあたえることが多いため，設計にあたってはこのよ配管溶接部を損傷するため，低圧抽出ライン止め

うな非強度部材についても十分検討する必要があ

弁ライン配管が損傷する事象が発生している．

る．

日本でも当該部に同種の弁を使用しているプラ

さらに，継手部においては，ソケット溶接が許さントが一部あり，玉型またはベローズシール弁へれているが，一般に疲労強度は低く，特にルート部の弁仕様の変更が有効である｡

溶込不良時には極端に信頼性が低いために，旧設計のプラントであっても突合わせ溶接に変更するのが（3）ウォータハンマ対策

望ましい．

給水，補助給水，高圧注入ラインにおいて，前後に差圧のある逆止弁または電動弁の弁体シート

4.2.2

運用・保守

部の漏洩により低圧配管側へ移動した高圧水が減振動に起因する不具合の損傷メカニズムとして多圧沸騰したために水蒸気が発生する．この時発生

い疲労損傷の発生部位では溶接部が多く，流体振した水蒸気が配管内に残留し，配管に低温の水が動・圧力変動・温度変動・共振等が複合的に作用し流入した時に蒸気が凝縮することが原因でウォーている場合が多いと考えられる．

タハンマが発生する事象が多い．

このため，配管の分岐部・継ぎ手部の振動調査・日本では，既にウォータハンマに対する十分な流体状況調査に基づく不具合発生防止対策を計画的防止対策が採用されているが，電動弁を含む系統に行うことが機器の健全性の維持につながると考えラインの設計変更は，ウォータハンマの原因になられる．

83

まとめ

5.

本研究報告の再発防止対策について比較検討されることを推奨する．

振動等のサイクル応力に起因する不具合はプラントの安全で効率的な運転に影響をあたえることが多い．このため，振動等のサイクル応力に起因する不文献具合事象の調査分析および海外文献の調査を行った｡（1）富岡立行ほか，原子力プラント停止中におけ不具合事象がプラント出力に与える影響の観点から主給水制御弁が重要であることが明らかになった．

る不具合事象の分析，INSS JOURNAL No.2，
159 − 168，1995（2）麻坂顯一ほか，非常用炉心冷却系（ECCS）作

一方，海外文献の調査からプラントの安全性に及ぼす影響については，ウォータハンマが重要であることが明らかになった．
このような調査分析結果から同種の不具合の発生を避けるために，次の再発防止対策を考案した．

動事象の分析，INSS JOURNAL No.2，169 −
179，1995（3）木田正則ほか，原子力発電所における弁不具合事象の分析，INSS JOURNAL No.3，177 −
185，1996（4）Code of Federal Regulation（CFR）Title 10 Part（1）設備面ａ．化学体積制御系抽出ライン制御弁・オリフィ
ス下流配管のキャビテーション対策
ｂ．低圧抽出ライン止め弁仕様変更対策
ｃ．ウォータハンマ対策

50.73（a）（2）（Ⅳ）（5）電気事業法第 106 条，電気関係報告規則第３条，原子炉等規制法第 67 条，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
（6）NRC 原子炉規制局が発行する通知（7）NRC が 1954 年原子力法第 182 条 a 項に基づき（2）運用管理面
蓄圧タンク水張ライン弁運用対策

発行する通達（8）NRC 原子力規制局が Code of Federal Regulation（CFR）Title 10 Part 50.54（ｆ）に基づき発行

国内の原子力発電所において現状における対策とする文書