令和５年度原子力規制庁委託成果報告書

原子力施設等防災対策等委託費（実機材料等を活用した経年劣化評価・検証（実機材料を活用した健全性評価に係る研究））

一般財団法人 電力中央研究所
令和６年３月

本報告書は、原子力規制委員会原子力規制庁からの委託により実施した業務の成果をとりまとめたものです。
本報告書に関する問い合わせは、原子力規制庁までお願いします。

目次

1. まえがき ················································································· 1-1
2. 実施計画 ·············································································· 2-1
2.1

事業の目的 ········································································· 2-1

2.2

実施概要及び内容 ································································ 2-1

2.2.1

実機材料を用いた実機材料を活用した安全研究マップの定期的な見直し ······························································ 2-1

2.2.2

靭性低下に係る研究 ························································ 2-1(1) 試験体採取工法の工事基本実施計画（案）の策定 ·············· 2-2(2) 事業計画案の見直し ····················································· 2-2
2.2.3

予防保全対策技術の保守性に係る研究 ································ 2-2(1) 試験仕様詳細の検討 ····················································· 2-3(2) 試験の実施 ································································· 2-3(3) 事業計画案の見直し ····················································· 2-3
2.2.4

ステンレス鋼製機器の健全性評価に係る研究 ······················· 2-3(1) 試験片の製作 ······························································ 2-4(2) 試験の実施 ································································· 2-4(3) 事業計画案の見直し ····················································· 2-4
2.2.5

研究実施体制及び実施方法(実機材料を活用した安全研究検討委員会) ·························· 2-4

3. 実施内容及び成果 ····································································· 3.1-1
3.1

実機材料を活用した安全研究マップの見直し ···························· 3.1-1

3.1.1

実機材料を用いた材料健全性研究に関する計画・実施状況の調査 ····················································· 3.1.1-1(1) 実機材料を用いた材料健全性研究に関する国外の計画・実施状況の調査 ··························································· 3.1.1(1)-1(2) 実機材料を用いた材料健全性研究に関する国内の計画・実施状況の調査 ··························································· 3.1.1(2)-1
3.1.2安全研究マップの見直し ····················································· 3.1.2-1(1) 研究課題整理表の更新 ·················································· 3.1.2(1)-1(2) 安全研究マップへの反映 ··············································· 3.1.2(2)-1(3) 安全研究マップへの定期的な見直し ································ 3.1.2(3)-1
3.2

靭性低下に係る研究 ····························································· 3.2-1

3.2.1

試験体採取工法の工事基本実施計画(案)の策定 ····················· 3.2.1-1i3.2.1.1

機器解体時の試験体採取工法の工事基本実施計画(廃炉工事開始前の事前サンプリング工法) ···················· 3.2.1.1(1)-1(1) 試験体の仕様 ······························································ 3.2.1.1(1)-1(2) 試験体採取方法 ··························································· 3.2.1.1(2)-1(3) 実機工事に向けたロードマップの検討 ····························· 3.2.1.1(3)-1
3.2.1.2

機器解体時の試験体採取工法の工事基本実施計画の策定(廃炉工事に同調したサンプリング) ····························· 3.2.1.2(1)-1(1) 国内の大型改造工事案件等で実施された試験体採取実施例を調査················································································ 3.2.1.2(1)-1(2) 炉内機器解体時の試験体採取工法の工事基本実施計画の検討················································································ 3.2.1.2(2)-1
3.2.1.3

放射能測定による試験体照射量評価手法の検証 ·············· 3.2.1.3(1)-1(1) 監視試験材を使った照射量評価 ······································ 3.2.1.3(1)-1(2) 実機サンプリング材分析(浜岡原子力発電所3号機監視試験カプセル及びバスケット材) ····························································· 3.2.1.3(2)1)-1(3) 実機サンプリング材中性子照射量解析(浜岡原子力発電所3号機監視試験
カプセル及びバスケット材) ··········································· 3.2.1.3(3)-1(4) 放射能測定による試験体照射量評価手法の検証 ················· 3.2.1.3(4)-1
3.2.1.4

試験体採取工法の材料への影響評価 ····························· 3.2.1.4-1(1) 切断工法の選定 ··························································· 3.2.1.4(1)-1(2) 試験体準備 ································································· 3.2.1.4(2)-1(3) 切断時温度測定試験 ····················································· 3.2.1.4(3)-1(4) 試験体採取工法の材料への影響評価まとめ ······················· 3.2.1.4(4)-1
3.2.2
3.3

事業計画案の見直し ························································ 3.2.2-1

予防保全対策技術の保守性に係る研究 ····································· 3.3-1

3.3.1

試験仕様詳細の検討 ························································ 3.3.1.1(1)-1

3.3.1.1

除染の影響確認試験の実施仕様詳細の検討 ···················· 3.3.1.1(1)-1(1) PWRプラント廃炉時の除染の影響確認試験計画の検討······· 3.3.1.1(1)-1(2) PWRプラントの放射線環境下での応力測定の成立性検証 ··· 3.3.1.1(2)-1
3.3.1.2

要素試験体による解析手法の妥当性確認の検討 ·············· 3.3.1.2-1(1) 要素試験体による切断影響確認(試験的アプローチ) ············ 3.3.1.2(1)-1(2) 要素試験体の模擬解析による切断影響確認(解析的アプローチ)················································································ 3.3.1.2(2)-1
3.3.2

試験の実施 ···································································· 3.3.2-1

3.3.2.1 BWRプラント廃炉時の除染の影響確認試験 ··················· 3.3.2.1(1)-1ii

(1) 試験計画の概要 ··························································· 3.3.2.1(1)-1(2) 除染試験片の準備 ························································ 3.3.2.1(2)-1(3) 除染試験装置の準備 ····················································· 3.3.2.1(3)-1(4) BWRプラント廃炉時の除染の影響確認試験まとめ ············ 3.3.2.1(4)-1
3.3.3

事業計画の見直し ··························································· 3.3.3-1(1) 試験仕様詳細の検討 ····················································· 3.3.3-1(2) 試験の実施 ································································· 3.3.3-2(3) 事業計画案の見直し ····················································· 3.3.3-3
3.4ステンレス鋼製機器の健全性評価に係る研究 ···························· 3.4.1(1)-1

3.4.1

試験片の製作 ································································· 3.4.1(1)-1(1) 試験片の形状及び寸法 ·················································· 3.4.1(1)-1(2) 試験体の粗切断 ··························································· 3.4.1(2)-1(3) 試験片の加工 ······························································ 3.4.1(3)-1
3.4.2

試験の実施 ···································································· 3.4.2-1(1) 引張試験 ···································································· 3.4.2(1)-1(2) 破壊靭性試験 ······························································ 3.4.2(2)-1(3) アトムプローブトモグラフィー(APT)······························ 3.4.2(3)-1(4) 化学成分分析 ······························································ 3.4.2(4)-13.4.3

ステンレス鋼製機器の熱時効脆化予測手法（H3Tモデル）の保守性について ······························································ 3.4.3-1

3.4.4

事業計画案の見直し ························································ 3.4.4-1

4. 実機材料を活用した安全研究検討委員会等の開催実績 ····················· 4.1.1-1
4.1

実機材料を活用した安全研究検討委員会 ·································· 4.1.1-1

4.1.1

検討委員会の設置 ··························································· 4.1.1-1(1) 名称 ·········································································· 4.1.1-1(2) 体制 ·········································································· 4.1.1-1(3) 運営 ·········································································· 4.1.1-1
4.1.2

開催実績 ······································································· 4.1.2-1(1) 令和５年度 第一回 廃炉材を活用した
安全研究検討委員会 ····················································· 4.1.2-1(2) 令和５年度 第二回 廃炉材を活用した
安全研究検討委員会 ····················································· 4.1.2-2(3) 令和５年度 第三回 廃炉材を活用した
安全研究検討委員会 ····················································· 4.1.2-3(4) 令和５年度 第四回 廃炉材を活用した
安全研究検討委員会 ····················································· 4.1.2-4
iii

4.2

原子力規制庁への進捗報告 ···················································· 4.2-1(1) 電中研－原子力規制庁

第一回打合せ ····························· 4.2-1(2) 試験の実施状況原子力規制庁視察(1) ······························· 4.2-1(3) 電中研－原子力規制庁

第二回打合せ ····························· 4.2-1(4) 試験の実施状況原子力規制庁視察(2) ······························· 4.2-2(5) 電中研－原子力規制庁

第三回打合せ ····························· 4.2-2(6) 電中研－原子力規制庁

第四回打合せ ····························· 4.2-1

5. まとめ ···················································································· 5-1
5.1

実機材料を活用した安全研究マップの定期的な見直し ················ 5-1(1) 実機材料を活用した材料健全性研究に関する計画・実施状況の調査 ·········································································· 5-1(2) 安全研究マップの見直し ··············································· 5-1

5.2

靭性低下に係る研究 ····························································· 5-2(1) 試験体採取工法の工事基本実施計画(案)の策定 ·················· 5-2(2) 事業計画案の見直し ····················································· 5-3

5.3

予防保全対策技術の保守性に係る研究 ····································· 5-3(1) 試験仕様詳細の検討 ····················································· 5-4(2) 試験の実施 ································································· 5-5(3) 事業計画案の見直し ····················································· 5-6

5.4

ステンレス鋼製機器の健全性評価に係る研究 ···························· 5-6(1) 試験片の製作 ······························································ 5-6(2) 試験の実施 ································································· 5-7(3) ステンレス鋼製機器の健全性評価(H3Tモデル)の保守性 ····· 5-7(4) 事業計画案の見直し ····················································· 5-8

5.5

研究実施体制及び実施方法(実機材料を活用した安全研究検討委員会)························································································· 5-9(1) 実機材料を活用した安全研究検討委員会 ·························· 5-9(2) 原子力規制庁への進捗報告 ············································ 5-9

5.6

まとめ ··············································································· 5-9

iv

表一覧
表 2.2-1 実施工程 ··········································································· 2.5
表 3.1.1(1)-1 (1/5) ASME PVP 2023 Pressure Vessels & Piping Conference
実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表 ··········· 3.1.1(1)-18
表 3.1.1(1)-1 (2/5) ASME PVP 2023 Pressure Vessels & Piping Conference

実機材料

を用いた材料健全性研究に関する発表 ······················· 3.1.1(1)-19
表 3.1.1(1)-1 (3/5) ASME PVP 2023 Pressure Vessels & Piping Conference

実機材料

を用いた材料健全性研究に関する発表 ······················· 3.1.1(1)-20
表 3.1.1(1)-1 (4/5) ASME PVP 2023 Pressure Vessels & Piping Conference

実機材料

を用いた材料健全性研究に関する発表 ······················· 3.1.1(1)-21
表 3.1.1(1)-1 (5/5) ASME PVP 2023 Pressure Vessels & Piping Conference

実機材料

を用いた材料健全性研究に関する発表 ······················· 3.1.1(1)-22
表 3.1.1(1)-2 (1/5) ENVDEG 2022 実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表(20th International Conference on Environmental Degradation ofMaterials in Nuclear Power Systems -Water Reactors) ··· 3.1.1(1)-23
表 3.1.1(1)-2 (2/5) ENVDEG 2022 実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表(20th International Conference on Environmental Degradation ofMaterials in Nuclear Power Systems -Water Reactors) ··· 3.1.1(1)-24
表 3.1.1(1)-2 (3/5) ENVDEG 2022 実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表(20th International Conference on Environmental Degradation ofMaterials in Nuclear Power Systems -Water Reactors) ··· 3.1.1(1)-25
表 3.1.1(1)-2 (4/5) ENVDEG 2022 実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表(20th International Conference on Environmental Degradation ofMaterials in Nuclear Power Systems -Water Reactors) ··· 3.1.1(1)-26
表 3.1.1(1)-2 (5/5) ENVDEG 2022 実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表(20th International Conference on Environmental Degradation ofMaterials in Nuclear Power Systems -Water Reactors) ··· 3.1.1(1)-27
表 3.1.1(1)-3 (1/2) ENVDEG 2023 実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表(21st International Conference on Environmental Degradation ofMaterials in Nuclear Power Systems -Water Reactors) ··· 3.1.1(1)-28
表 3.1.1(1)-3 (2/2) ENVDEG 2023 実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表(21st International Conference on Environmental Degradation ofMaterials in Nuclear Power Systems -Water Reactors) ··· 3.1.1(1)-29
表 3.1.1(2)-1 日本原子力学会 2023 年春の年会 実機材料を用いた
材料健全性研究に関する発表 ·············································· 3.1.1(2)-12v

表 3.1.1(2)-2 日本原子力学会 2023 年秋の大会 実機材料を用いた
材料健全性研究に関する発表 ·········································· 3.1.1(2)-13
表 3.1.1(2)-3 (1/2) 日本保全学会 第 19 回学術講演会 実機材料を用いた
材料健全性研究に関する発表 ··································· 3.1.1(2)-14
表 3.1.1(2)-3 (2/2) 日本保全学会 第 19 回学術講演会 実機材料を用いた
材料健全性研究に関する発表 ··································· 3.1.1(2)-15
表 3.1.2(1)-1 令和５年度に課題整理表に追加した課題 ··························· 3.1.2(1)-10
表 3.1.2(1)-2 (1/6) 実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【1】(経年劣化評価) ······················································ 3.1.2(1)-11
表 3.1.2(1)-2 (2/6) 実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【1】(経年劣化評価) ······················································ 3.1.2(1)-12
表 3.1.2(1)-2 (3/6) 実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【1】(経年劣化評価) ······················································ 3.1.2(1)-13
表 3.1.2(1)-2 (4/6) 実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【1】(経年劣化評価) ······················································ 3.1.2(1)-14
表 3.1.2(1)-2 (5/6) 実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【1】(経年劣化評価) ······················································ 3.1.2(1)-15
表 3.1.2(1)-2 (6/6) 実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【1】(経年劣化評価) ······················································ 3.1.2(1)-16
表 3.1.2(1)-3 (1/2) 実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【2】(日常保全) ···························································· 3.1.2(1)-17
表 3.1.2(1)-3 (2/2) 実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【2】(日常保全) ···························································· 3.1.2(1)-18
表 3.1.2(1)-3 (2/2) 実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【2】(日常保全) ···························································· 3.1.2(1)-19
表 3.1.2(1)-4 実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【3】(スコーピング段階) ······················································· 3.1.2(1)-20
表 3.1.2(1)-5 実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【4】(高サイクル熱疲労、シビアアクシデント) ························· 3.1.2(1)-21
表 3.1.2(3)-1 (1/4) 実機材料を活用した安全研究マップ【1】(経年劣化評価) ······················································ 3.1.2(3)-2
表 3.1.2(3)-1 (2/4) 実機材料を活用した安全研究マップ【1】(経年劣化評価) ······················································ 3.1.2(3)-3
表 3.1.2(3)-1 (3/4) 実機材料を活用した安全研究マップ【1】(経年劣化評価) ······················································ 3.1.2(3)-4
表 3.1.2(3)-1 (4/4) 実機材料を活用した安全研究マップ【1】vi(経年劣化評価) ······················································ 3.1.2(3)-5
表 3.1.2(3)-2 実機材料を活用した安全研究マップ【2】(日常保全) ··········· 3.1.2(3)-6
表 3.2.1.1(1)-1 A 型輸送物として適合させるための対応事項 ·················· 3.2.1.1(1)-10
表 3.2.1.1(2)-1 切断工法の比較結果···················································· 3.2.1.1(2)-7
表 3.2.1.1(2)-2 切削工具の比較検討結果 ············································· 3.2.1.1(2)-8
表 3.2.1.1(2)-3 実機試験体採取工事の使用機材 ···································· 3.2.1.1(2)-9
表 3.2.1.1(3)-1 実機工事に向けたロードマップ(上部格子板) ··················· 3.2.1.1(3)-2
表 3.2.1.1(3)-2 実機工事に向けた各年度のロードマップ(炉心シュラウド)························································ 3.2.1.1(3)-3
表 3.2.1.2(2)-1 解体工事側との調整事項 ············································· 3.2.1.2(2)-4
表 3.2.1.2(2)-2 試験体採取工事における現地作業項目 ··························· 3.2.1.2(2)-5
表 3.2.1.2(2)-3 試験体採取工事における準備品(案) ······························· 3.2.1.2(2)-6
表 3.2.1.2(2)-4 (1/3) 試験体採取手順の具体化に向けた課題
および対策方針 ··················································· 3.2.1.2(2)-7
表 3.2.1.2(2)-4 (2/3) 試験体採取手順の具体化に向けた課題
および対策方針 ··················································· 3.2.1.2(2)-8
表 3.2.1.2(2)-4 (3/3) 試験体採取手順の具体化に向けた課題
および対策方針 ··················································· 3.2.1.2(2)-9
表 3.2.1.3(1)-1 JIS 記載のオーステナイト系ステンレス鋼の化学成分 ······· 3.2.1.3(1)-5
表 3.2.1.3(1)-2 高速中性子束の評価に使用されている核種一覧 ··············· 3.2.1.3(1)-6
表 3.2.1.3(1)-3 生成核種の半減期が比較的長い核反応一覧 ····················· 3.2.1.3(1)-7
表 3.2.1.3(1)-4 Nb 1g を想定したときの照射前後の重量変化 ·················· 3.2.1.3(1)-8
表 3.2.1.3(1)-5 Mo 1g を想定したときの照射前後の重量変化 ·················· 3.2.1.3(1)-9
表 3.2.1.3(2)1)-1 SUS316 と SUS316L の JIS 規格 ······························· 3.2.1.3(2)1)-2
表 3.2.1.3(2)1)-2 SUS304 と SUS304L の JIS 規格 ······························· 3.2.1.3(2)1)-2
表 3.2.1.3(2)2)-1 試験片の質量測定結果 ·············································· 3.2.1.3(2)2)-3
表 3.2.1.3(2)3)-1 Nb と Mo の天然同位体比(原子数比) ··························· 3.2.1.3(2)3)-11
表 3.2.1.3(2)3)-2

93mNb と 93Mo の核データ(半減期と主な放出放射線) ······ 3.2.1.3(2)3)-12

表 3.2.1.3(2)4)-1 溶解に供した試験片と溶解液の質量 ···························· 3.2.1.3(2)4)-5
表 3.2.1.3(2)4)-2 元素濃度の測定結果 ················································· 3.2.1.3(2)4)-6
表 3.2.1.3(2)4)-3

93mNb 放射能測定試料調製時の Nb 回収率 ··················· 3.2.1.3(2)4)-7

表 3.2.1.3(2)4)-4

93mNb 放射能測定試料の放射能測定結果 ······················ 3.2.1.3(2)4)-8

表 3.2.1.3(2)4)-5 Nb 回収率の測定結果 ··············································· 3.2.1.3(2)4)-9
表 3.2.1.3(2)4)-6

93Mo 放射能測定試料調製時の Mo 回収率····················· 3.2.1.3(2)4)-10

表 3.2.1.3(2)4)-7

93Mo 放射能測定試料の放射能測定結果 ······················· 3.2.1.3(2)4)-11

表 3.2.1.3(2)4)-8

93Mo 放射能測定試料調製時の Mo 回収率····················· 3.2.1.3(2)4)-12vii

表 3.2.1.3(2)4)-9 放射能濃度の測定結果 ·············································· 3.2.1.3(2)4)-13
表 3.2.1.3(2)5)-1 Mo 起源の 93mNb 放射能量算出のために必要なパラメータと設定方法················································································ 3.2.1.3(2)5)-8
表 3.2.1.3(2)5)-2

93mNb と 93Mo の壊変定数 ········································· 3.2.1.3(2)5)-9

表 3.2.1.3(2)5)-3 Mo 起源及び Nb 起源の 93mNb 放射能濃度の算出結果 ···· 3.2.1.3(2)5)-9
表 3.2.1.3(2)5)-4 元素 1g あたりの放射能量の比較 ································ 3.2.1.3(2)5)-10
表 3.2.1.3(2)5)-5 元素濃度の算出時の各値 ··········································· 3.2.1.3(2)5)-11
表 3.2.1.3(2)5)-6

93mNb 放射能測定試料中の Mo 量 ······························· 3.2.1.3(2)5)-12

表 3.2.1.3(2)5)-7 Nb 回収率の測定結果 ··············································· 3.2.1.3(2)5)-13
表 3.2.1.3(3)-1 Mo 起源核種に係る測定値と(参考値)*及びその比 ············· 3.2.1.3(3)-8
表 3.2.1.3(3)-2 Nb 起源核種に係る測定値と解析値及びその比 ················ 3.2.1.3(3)-9
表 3.2.1.3(3)-3 Nb 起源の 93mNb から評価した中性子照射量評価結果 ······· 3.2.1.3(3)-10
表 3.2.1.4-1 各種切断工法の試験体への影響・作業性の整理 ··················· 3.2.1.4-2
表 3.2.1.4(2)-1 浜岡原子力発電所 1 号機 各部位の材質と照射量 ············ 3.2.1.4(2)-4
表 3.3.1.1(1)-1 (1/3) 廃炉プラントにおけるピーニング施工部位の中性子照射量、形状、廃炉措置後の状況 (化学的除染の実施状況) 等についての調査········································································ 3.3.1.1(1)-9
表 3.3.1.1(1)-1 (2/3) 廃炉プラントにおけるピーニング施工部位の中性子照射量、形状、廃炉措置後の状況 (化学的除染の実施状況) 等についての調査········································································ 3.3.1.1(1)-10
表 3.3.1.1(1)-1 (3/3) 廃炉プラントにおけるピーニング施工部位の中性子照射量、形状、廃炉措置後の状況 (化学的除染の実施状況) 等についての調査········································································ 3.3.1.1(1)-11
表 3.3.1.1(1)-2 PWR と BWR のピーニング施工部の比較 ······················· 3.3.1.1(1)-12
表 3.3.1.1(1)-3 各除染工程の試験要件を踏まえた重要度と試験条件へ反映省略可否················································································ 3.3.1.1(1)-13
表 3.3.1.1(1)-4 各試験設備における除染工程・条件の模擬可否 ··············· 3.3.1.1(1)-14
表 3.3.1.1(1)-5 除染試験条件····························································· 3.3.1.1(1)-15
表 3.3.1.1(1)-6 除染試験マトリクス案················································· 3.3.1.1(1)-16
表 3.3.1.1(1)-7 簡易ループ試験装置概略仕様 ······································· 3.3.1.1(1)-17
表 3.3.1.1(1)-8 バッチ試験装置概略仕様 ············································· 3.3.1.1(1)-18
表 3.3.1.1(2)-1 美浜発電所 1/2 号機 系統除染工事の除染効果 ················· 3.3.1.1(2)-10
表 3.3.1.1(2)-2 試験マトリックスおよび結果概要 ································· 3.3.1.1(2)-11
表 3.3.1.1(2)-3 IP の耐久性試験マトリックス ······································ 3.3.1.1(2)-12
表 3.3.1.1(2)-4 環境放射線によるバックグラウンドへの影響評価試験マトリックス················································································ 3.3.1.1(2)-12viii

表 3.3.1.1(2)-5 応力測定準備中の照射影響評価試験マトリックス ············ 3.3.1.1(2)-12
表 3.3.1.1(2)-6 応力測定が可能な環境線量率の評価試験マトリックス ······ 3.3.1.1(2)-12
表 3.3.1.1(2)-7 実機測定模擬および遮蔽体効果評価試験マトリックス ······ 3.3.1.1(2)-1
表 3.3.1.1(2)-8 空間線量率の分布······················································· 3.3.1.1(2)-13
表 3.3.1.1(2)-9 SP 施工条件 ······························································ 3.3.1.1(2)-14
表 3.3.1.1(2)-10 非照射環境における応力測定結果 ································ 3.3.1.1(2)-14
表 3.3.1.1(2)-11 ガンマ線と回折環が重畳した場合の応力測定結果 ··········· 3.3.1.1(2)-14
表 3.3.1.1(2)-12 ガンマ線と回折環が重畳した場合の応力測定における S/N 比と応力測定可否との関係··························································· 3.3.1.1(2)-15
表 3.3.1.1(2)-13 遮蔽体の影響を考慮した残留応力測定結果 ···················· 3.3.1.1(2)-16
表 3.3.1.2(1)-1 要素試験体の製作条件················································· 3.3.1.2(1)-4
表 3.3.1.2(1)-2 残留応力測定条件······················································· 3.3.1.2(1)-5
表 3.3.1.2(1)-3 要素試験体の残留応力測定結果のまとめ(表面) ················ 3.3.1.2(1)-6
表 3.3.1.2(1)-4 要素試験体の残留応力測定結果のまとめ(裏面) ················ 3.3.1.2(1)-7
表 3.3.1.2(2)-1 溶接残留応力の解析条件 ············································· 3.3.1.2(2)-6
表 3.3.2.1(1)-1 除染試験マトリクス···················································· 3.3.2.1(1)-2
表 3.3.2.1(1)-2 バッチ試験装置の仕様················································· 3.3.2.1(1)-3
表 3.3.2.1(2)-1 各試験片の条件·························································· 3.3.2.1(2)-3
表 3.3.2.1(2)-2 酸化皮膜付与前後の試験片重量測定結果 ························ 3.3.2.1(2)-4
表 3.3.2.1(3)-1 除染試験装置の仕様···················································· 3.3.2.1(3)-2
表 3.3.2.1(4)-1 除染試験条件····························································· 3.3.2.1(4)-2
表 3.3.2.1(4)-2 バッチ試験におけるサイクルごとの除染時間 ·················· 3.3.2.1(4)-3
表 3.4.1(3)-1 試験体と引張試験片番号の対応 ······································· 3.4.1(3)-3
表 3.4.1(3)-2 引張試験片寸法測定結果 ················································ 3.4.1(3)-4
表 3.4.1(3)-3 試験体とシャルピー衝撃試験片番号の対応 ························ 3.4.1(3)-5
表 3.4.1(3)-4 シャルピー衝撃試験片寸法測定結果 ································· 3.4.1(3)-6
表 3.4.1(3)-5 化学成分分析用試料と試験片管理番号の対応 ····················· 3.4.1(3)-7
表 3.4.1(3)-6 化学成分分析用試料重量測定結果 ···································· 3.4.1(3)-7
表 3.4.2-1 令和５年度の試験マトリックス ··········································· 3.4.2-2
表 3.4.2(1)-1 引張試験(試験温度 室温)結果 ········································ 3.4.2(1)-3
表 3.4.2(2)-1 破壊靭性試験条件 ························································· 3.4.2(2)-6
表 3.4.2(2)-2 破面上での亀裂長さ測定結果 ·········································· 3.4.2(2)-7
表 3.4.2(2)-3 弾塑性破壊靭性試験結果 ················································ 3.4.2(2)-7
表 3.4.2(2)-4 (1/2) Validity 判定結果のまとめ ······································ 3.4.2(2)-8
表 3.4.2(2)-4 (2/2) Validity 判定結果のまとめ ······································ 3.4.2(2)-9
表 3.4.2(2)-5 フェライト量測定結果 ··················································· 3.4.2(2)-10ix

表 3.4.2(3)-1 各試験片の重み付き平均 Variation ·································· 3.4.2(3)-4
表 3.4.2(4)-1 化学成分分析結果 ························································· 3.4.2(4)-3
表 3.4.3-1 全体マトリックス及び令和６年度実施範囲···························· 3.4.3-3
表 4.1.1-1 実機材料を活用した安全研究検討委員会

x

委員の構成 ············ 4.1.1-3

図一覧
図 3.1.2-1 研究課題整理表のカテゴリと経年劣化事象に対する分類 ········· 3.1.2-6
図 3.2.1.1(1)-1 核燃料輸送物の定義···················································· 3.2.1.1(1)-11
図 3.2.1.1(1)-2 本研究におけるターゲット照射量の案 ··························· 3.2.1.1(1)-12
図 3.2.1.1(1)-3 引張試験片································································ 3.2.1.1(1)-13
図 3.2.1.1(1)-4 上部格子板から水平方向に試験体を採取するケース ········· 3.2.1.1(1)-14
図 3.2.1.1(1)-5 上部格子板から水平方向に試験体を採取するケース(減衰考慮) ································································ 3.2.1.1(1)-15
図 3.2.1.1(1)-6 上部格子板全高にわたって試験体を採取するケース ········· 3.2.1.1(1)-16
図 3.2.1.1(1)-7 試験体放射能量導出の考え方 ······································· 3.2.1.1(1)-17
図 3.2.1.1(1)-8 試験片寸法に基づく必要な試験体幅(垂直方向) ················ 3.2.1.1(1)-18
図 3.2.1.1(1)-9 (1/2) 炉心シュラウド試験体からの試験片基本採取案 ········ 3.2.1.1(1)-19
図 3.2.1.1(1)-9 (2/2) 炉心シュラウド試験体からの試験片基本採取案 ········ 3.2.1.1(1)-20
図 3.2.1.1(1)-10 照射量解析での周方向モデル ······································ 3.2.1.1(1)-21
図 3.2.1.1(1)-11 上部格子板の中性子束分布イメージ図(上部格子板下端) ··· 3.2.1.1(1)-22
図 3.2.1.1(1)-12 上部格子板の中性子束分布イメージ図(中心軸) ··············· 3.2.1.1(1)-23
図 3.2.1.1(1)-13 下側格子板から複数の試験体を採取した場合の状況········ 3.2.1.1(1)-24
図 3.2.1.1(1)-14 上部格子板試験体採取箇所(4 体採取) ··························· 3.2.1.1(1)-25
図 3.2.1.1(1)-15 炉心シュラウドにおける周方向照射量分布 ···················· 3.2.1.1(1)-26
図 3.2.1.1(1)-16 炉心シュラウド試験体からの試験片基本採取案·············· 3.2.1.1(1)-27
図 3.2.1.1(2)-1 上部格子板の切断イメージ ·········································· 3.2.1.1(2)-10
図 3.2.1.1(2)-2 (1/2) 切断装置の概要··················································· 3.2.1.1(2)-11
図 3.2.1.1(2)-2 (2/2) 切断装置の概要··················································· 3.2.1.1(2)-12
図 3.2.1.1(2)-3 切断装置の設置·························································· 3.2.1.1(2)-13
図 3.2.1.1(2)-4 試験体回収装置の概要················································· 3.2.1.1(2)-14
図 3.2.1.1(2)-5 試験体採取装置の設置················································· 3.2.1.1(2)-15
図 3.2.1.1(2)-6 (1/6) 試験体採取工事作業 ············································ 3.2.1.1(2)-16
図 3.2.1.1(2)-6 (2/6) 試験体採取工事作業 ············································ 3.2.1.1(2)-17
図 3.2.1.1(2)-6 (3/6) 試験体採取工事作業 ············································ 3.2.1.1(2)-18
図 3.2.1.1(2)-6 (4/6) 試験体採取工事作業 ············································ 3.2.1.1(2)-19
図 3.2.1.1(2)-6 (5/6) 試験体採取工事作業 ············································ 3.2.1.1(2)-20
図 3.2.1.1(2)-6 (6/6) 試験体採取工事作業 ············································ 3.2.1.1(2)-21
図 3.2.1.1(2)-7 (1/2) システム系統図(案) ············································· 3.2.1.1(2)-22
図 3.2.1.1(2)-7 (2/2)

機器全体配置計画(案) ·········································· 3.2.1.1(2)-23

図 3.2.1.1(2)-8 (1/9) 上部格子板からの試験体採取

xi

作業手順 ················· 3.2.1.1(2)-24

図 3.2.1.1(2)-8 (2/9) 上部格子板からの試験体採取作業手順 ················· 3.2.1.1(2)-25

図 3.2.1.1(2)-8 (3/9) 上部格子板からの試験体採取作業手順 ················· 3.2.1.1(2)-26

図 3.2.1.1(2)-8 (4/9) 上部格子板からの試験体採取作業手順 ················· 3.2.1.1(2)-27

図 3.2.1.1(2)-8 (5/9) 上部格子板からの試験体採取作業手順 ················· 3.2.1.1(2)-28

図 3.2.1.1(2)-8 (6/9) 上部格子板からの試験体採取作業手順 ················· 3.2.1.1(2)-29

図 3.2.1.1(2)-8 (7/9) 上部格子板からの試験体採取作業手順 ················· 3.2.1.1(2)-30

図 3.2.1.1(2)-8 (8/9) 上部格子板からの試験体採取作業手順 ················· 3.2.1.1(2)-31

図 3.2.1.1(2)-8 (9/9) 上部格子板からの試験体採取作業手順 ················· 3.2.1.1(2)-32

図 3.2.1.1(2)-9 オペフロのレイダウン計画 ·········································· 3.2.1.1(2)-33
図 3.2.1.1(2)-10 現地(サイト)体制図(例) ·············································· 3.2.1.1(2)-34
図 3.2.1.1(3)-1 全体工程案································································ 3.2.1.1(3)-4
図 3.2.1.2(1)-1 供試材切断作業フロー················································· 3.2.1.2(1)-3
図 3.2.1.2(1)-2 供試材切断作業ステップ図 ·········································· 3.2.1.2(1)-4
図 3.2.1.2(2)-1 炉心シュラウドの試験体採取作業フロー(案) ··················· 3.2.1.2(2)-10
図 3.2.1.2(2)-2 上部格子板の試験体採取作業フロー(案) ························· 3.2.1.2(2)-11
図 3.2.1.2(2)-3 炉心シュラウドからの試験片採取作業プロセス概略図 ······ 3.2.1.2(2)-12
図 3.2.1.2(2)-4 上部格子板からの試験片採取作業プロセス概略図··············· 3.2.1.2(2)-13
図 3.2.1.2(2)-5 (1/4) 炉心シュラウドからの試験体採取作業の詳細ステップ図 (STEP 1)·········································································· 3.2.1.2(2)-14
図 3.2.1.2(2)-5 (2/4) 炉心シュラウドからの試験体採取作業の詳細ステップ図 (STEP 2)·········································································· 3.2.1.2(2)-15
図 3.2.1.2(2)-5 (3/4) 炉心シュラウドからの試験体採取作業の詳細ステップ図 (STEP 3)·········································································· 3.2.1.2(2)-16
図 3.2.1.2(2)-5 (4/4) 炉心シュラウドからの試験体採取作業の詳細ステップ図 (STEP 4)·········································································· 3.2.1.2(2)-17
図 3.2.1.3(1)-1 監視試験片の炉内への装荷状況 ···································· 3.2.1.3(1)-10
図 3.2.1.3(1)-2 監視試験片の照射量束評価フロー ································· 3.2.1.3(1)-11
図 3.2.1.3(1)-3 ドシメータの有感エネルギー域と半減期 ························ 3.2.1.3(1)-12
図 3.2.1.3(1)-4

93mNb、60Co 及び 55Fe の生成パス ······························ 3.2.1.3(1)-13

図 3.2.1.3(1)-5 Nb と Mo からの 93mNb の生成経路 ······························· 3.2.1.3(1)-14
図 3.2.1.3(1)-6 Nb、Mo の照射前後における質量変化のイメージ ············ 3.2.1.3(1)-15
図 3.2.1.3(2)1)-1 監視試験設置位置図 ················································· 3.2.1.1(2)1)-1
図 3.2.1.3(2)1)-2 監視試験ホルダの構成 (図 3.2.1.3(2)1)-1 A 部詳細) ···· 3.2.1.1(2)1)-2
図 3.2.1.3(2)1)-3 バスケットの構造 ···················································· 3.2.1.1(2)1)-3
図 3.2.1.3(2)1)-4 カプセルの構造 ······················································· 3.2.1.1(2)1)-4xii

図 3.2.1.3(2)2)-1 H-3 第 3 回監視試験バスケット・カプセルの試験材採取位置············································································ 3.2.1.1(2)2)-4
図 3.2.1.3(2)2)-2 G1-3 カプセルからの試験片採取箇所(SUS304L) ··········· 3.2.1.1(2)2)-5
図 3.2.1.3(2)2)-3 試験片の切断に用いる精密切断機 ······························· 3.2.1.1(2)2)-6
図 3.2.1.3(2)2)-4 バスケットからの試験片採取箇所(SUS316L) ··············· 3.2.1.1(2)2)-7
図 3.2.1.3(2)2)-5 カプセルより採取した放射能測定用試験片の外観写真···· 3.2.1.1(2)2)-8
図 3.2.1.3(2)2)-6 バスケットより採取した放射能測定用試験片の外観写真 ································································ 3.2.1.1(2)2)-9
図 3.2.1.3(2)3)-1 (1/3) 元素濃度及び放射能濃度の測定フロー·················· 3.2.1.1(2)3)-13
図 3.2.1.3(2)3)-1 (2/3) 元素濃度及び放射能濃度の測定フロー·················· 3.2.1.1(2)3)-14
図 3.2.1.3(2)3)-1 (3/3) 元素濃度及び放射能濃度の測定フロー·················· 3.2.1.1(2)3)-15
図 3.2.1.3(2)3)-2 予備試験片の溶解判断および溶解した場合のフロー······· 3.2.1.1(2)3)-16
図 3.2.1.3(2)3)-3 溶解操作の終了判断 ················································· 3.2.1.1(2)3)-17
図 3.2.1.3(2)3)-4 検量線による元素濃度の定量 ····································· 3.2.1.1(2)3)-18
図 3.2.1.3(2)3)-5 LEPS による核種の同定と放射能量の定量 ··················· 3.2.1.1(2)3)-19
図 3.2.1.3(2)3)-6 LEPS 測定時の妨害 ················································· 3.2.1.1(2)3)-20
図 3.2.1.3(2)3)-7 Nb と Mo の抽出・分離における分割操作イメージ ········ 3.2.1.1(2)3)-21
図 3.2.1.3(2)4)-1 カプセルから採取した試験片の溶解前処理前後(研磨前後)の
外観写真 ································································ 3.2.1.3(2)4)-14
図 3.2.1.3(2)4)-2 (1/2) バスケットから採取した試験片の溶解前処理前後(研磨前後)の
外観写真 ························································· 3.2.1.3(2)4)-15
図 3.2.1.3(2)4)-2 (2/2) バスケットから採取した試験片の溶解前処理前後(研磨前後)の
外観写真 ························································· 3.2.1.3(2)4)-16
図 3.2.1.3(2)4)-3 試験片の溶解時の様子 ·············································· 3.2.1.3(2)4)-17
図 3.2.1.3(2)4)-4 カプセルから採取した試験片の溶解液の外観················ 3.2.1.3(2)4)-17
図 3.2.1.3(2)4)-5 カプセルから採取した試験片の溶解液のろ過フィルターの外観·········································································· 3.2.1.3(2)4)-18
図 3.2.1.3(2)4)-6 バスケットから採取した試験片の溶解液の外観············· 3.2.1.3(2)4)-18
図 3.2.1.3(2)4)-7 バスケットから採取した試験片のろ過フィルターの外観· 3.2.1.3(2)4)-19
図 3.2.1.3(2)4)-8 カプセルから採取した試験片の溶け残りの溶解操作後の外観·········································································· 3.2.1.3(2)4)-20
図 3.2.1.3(2)4)-9 Nb の検量線と元素測定試料の測定結果 ······················· 3.2.1.3(2)4)-21
図 3.2.1.3(2)4)-10 Mo の検量線と元素測定試料の測定結果 ····················· 3.2.1.3(2)4)-22
図 3.2.1.3(2)4)-11 陰イオン交換樹脂への通液時の様子 ·························· 3.2.1.3(2)4)-23
図 3.2.1.3(2)4)-12 カプセル(S37C1CA01-1)の 93mNb 放射能測定試料のLEPS スペクトル ·················································· 3.2.1.3(2)4)-24xiii

図 3.2.1.3(2)4)-13 カプセル(S37C1CA02-1)の 93mNb 放射能測定試料のLEPS スペクトル··················································· 3.2.1.3(2)4)-25
図 3.2.1.3(2)4)-14 バスケット(S37C1CA03-1, 2)の 93mNb 放射能測定試料のLEPS スペクトル··················································· 3.2.1.3(2)4)-26
図 3.2.1.3(2)4)-15 バスケット(S37C1CA04-1,2)の 93mNb 放射能測定試料のLEPS スペクトル··················································· 3.2.1.3(2)4)-27
図 3.2.1.3(2)4)-16 カプセル(S37C1CA01-1)の 93Mo 放射能測定試料のLEPS スペクトル··················································· 3.2.1.3(2)4)-28
図 3.2.1.3(2)4)-17 カプセル(S37C1CA02-1)の 93Mo 放射能測定試料のLEPS スペクトル··················································· 3.2.1.3(2)4)-29
図 3.2.1.3(2)4)-18 バスケット(S37C1CA03-1, 2)の 93Mo 放射能測定試料のLEPS スペクトル··················································· 3.2.1.3(2)4)-30
図 3.2.1.3(2)4)-19 バスケット(S37C1CA04-1, 2)の 93Mo 放射能測定試料のLEPS スペクトル··················································· 3.2.1.3(2)4)-31
図 3.2.1.3(2)5)-1 Mo からの 93mNb の生成経路 ····································· 3.2.1.3(2)5)-14
図 3.2.1.3(2)5)-2 Nb 濃度の測定フロー ··············································· 3.2.1.3(2)5)-15
図 3.2.1.3(2)5)-3 Nb 濃度測定時の検量線 ············································ 3.2.1.3(2)5)-16
図 3.2.1.3(2)5)-4

93mNb 放射能濃度測定の操作フロー ···························· 3.2.1.3(2)5)-17

図 3.2.1.3(2)5)-5

93mNb 放射能測定試料中の Mo 量の算出フロー ············· 3.2.1.3(2)5)-17

図 3.2.1.3(2)5)-6 Nb 回収率測定時の検量線 ········································· 3.2.1.3(2)5)-18
図 3.2.1.3(3)-1 中性子束解析フロー···················································· 3.2.1.3(3)-11
図 3.2.1.3(3)-2 中性子照射量評価フロー ············································· 3.2.1.3(3)-12
図 3.2.1.3(3)-3 IRDFF-II、ENDF/B-VII.0、JENDL-5 の 93Nb(n,n’)93mNb の反応断面積·········································································· 3.2.1.3(3)-14
図 3.2.1.4(2)-1 SUS304 系の照射量とビッカース硬さ ··························· 3.2.1.4(2)-5
図 3.2.1.4(2)-2 SUS316 系の照射量とビッカース硬さ ··························· 3.2.1.4(2)-6
図 3.2.1.4(2)-3 冷間加工率とビッカース硬さの関係 ······························ 3.2.1.4(2)-7
図 3.2.1.4(2)-4 各材料の熱伝導率······················································· 3.2.1.4(2)-8
図 3.2.1.4(2)-5 SUS304(20%CW)試験体の外観 ···································· 3.2.1.4(2)-9
図 3.2.1.4(2)-6 SUS630(H1025 熱処理)試験体の外観 ···························· 3.2.1.4(2)-10
図 3.2.1.4(2)-7 SUS304(20％CW)試験体の硬さ測定位置と測定結果········· 3.2.1.4(2)-11
図 3.2.1.4(2)-8 SUS630(H1025)試験体の硬さ測定位置と測定結果 ··········· 3.2.1.4(2)-12
図 3.2.1.4(3)-1 炉心シュラウド模擬試験体(SUS304 20%CW、板厚 40 mm)の切断位置と温度測定位置·············································· 3.2.1.4(3)-4
図 3.2.1.4(3)-2 上部格子板模擬試験体(SUS630(H1025)、板厚 10 mm)の切断位置と温度測定位置·············································· 3.2.1.4(3)-5xiv図 3.2.1.4(3)-3 試験体切断のイメージ················································· 3.2.1.4(3)-6
図 3.2.1.4(3)-4 炉心シュラウド模擬試験体(SUS304 20%CW、板厚 40 mm)切断時の温度の時間変化(全測定データ)······································ 3.2.1.4(3)-7
図 3.2.1.4(3)-5 炉心シュラウド模擬試験体(SUS304 20%CW、板厚 40 mm)切断時の温度の時間変化(表面の全測定データ) ···························· 3.2.1.4(3)-8
図 3.2.1.4(3)-6 炉心シュラウド模擬試験体(SUS304 20%CW、板厚 40 mm)切断時の温度の時間変化(裏面の全測定データ) ···························· 3.2.1.4(3)-9
図 3.2.1.4(3)-7 炉心シュラウド模擬試験体(SUS304 20%CW、板厚 40 mm)切断時の切断面からの距離と最高到達温度の関係(表面の測定データ)····················································· 3.2.1.4(3)-10
図 3.2.1.4(3)-8 炉心シュラウド模擬試験体(SUS304 20%CW、板厚 40 mm)切断時の切断面からの距離と最高到達温度の関係(裏面の測定データ)····················································· 3.2.1.4(3)-10
図 3.2.1.4(3)-9 上部格子板模擬試験体(SUS630(H1025)、板厚 10 mm)切断時の温度の時間変化(全測定データ)······································ 3.2.1.4(3)-11
図 3.2.1.4(3)-10 上部格子板模擬試験体(SUS630(H1025)、板厚 10 mm)切断時の温度の時間変化(表面の全測定データ)··························· 3.2.1.4(3)-12
図 3.2.1.4(3)-11 上部格子板模擬試験体(SUS630(H1025)、板厚 10 mm)切断時の温度の時間変化(裏面の全測定データ) ···································· 3.2.1.4(3)-13
図 3.2.1.4(3)-12 上部格子板模擬試験体(SUS630(H1025)、板厚 10 mm)切断時の切断面からの距離と最高到達温度の関係(表側の測定データ) ····· 3.2.1.4(3)-14
図 3.2.1.4(3)-13 上部格子板模擬試験体(SUS630(H1025)、板厚 10 mm)切断時の切断面からの距離と最高到達温度の関係(裏面の測定データ) ····· 3.2.1.4(3)-14
図 3.2.1.4(3)-14 上部格子板模擬試験体(SUS630(H1025)、板厚 10 mm)切断時の最高到達温度点における温度の時間変化······················· 3.2.1.4(3)-15
図 3.2.2-1 靭性低下に係る研究 事業計画(令和６年度版(案))·················· 3.2.2-4
図 3.3.1.1(1)-1 CORD 法実施フロー ··················································· 3.3.1.1(1)-19
図 3.3.1.1(1)-2 溶接継手の形状案······················································· 3.3.1.1(1)-20
図 3.3.1.1(1)-3 ピーニング施工用の試験体形状案 ································· 3.3.1.1(1)-21
図 3.3.1.1(1)-4 除染試験片の形状案···················································· 3.3.1.1(1)-22
図 3.3.1.1(1)-5 簡易ループ試験装置の系統図案 ···································· 3.3.1.1(1)-23
図 3.3.1.1(1)-6 バッチ試験装置のイメージ図 ······································· 3.3.1.1(1)-24
図 3.3.1.1(1)-7

PWR プラントを対象とした除染影響確認試験の工程案···· 3.3.1.1(1)-25

図 3.3.1.1(2)-1 蒸気発生器出入口管台内面の応力改善施工部を想定したその場測定の成立性検討に関するレイアウト··········································· 3.3.1.1(2)-17
図 3.3.1.1(2)-2 想定される実機測定手順と課題 ···································· 3.3.1.1(2)-18xv

図 3.3.1.1(2)-3 応力測定成立性検証試験手順 ······································· 3.3.1.1(2)-19
図 3.3.1.1(2)-4 X 線応力回折測定装置(μ-X360s)の外観 ·························· 3.3.1.1(2)-20
図 3.3.1.1(2)-5 cosα 法による応力測定の原理図 ···································· 3.3.1.1(2)-21
図 3.3.1.1(2)-6 ガンマ線照射施設のレイアウトと試験実施位置 ··············· 3.3.1.1(2)-22
図 3.3.1.1(2)-7 線源の昇降時間と出力の関係 ······································· 3.3.1.1(2)-23
図 3.3.1.1(2)-8 照射試験におけるイメージングプレートの設置例 ············ 3.3.1.1(2)-24
図 3.3.1.1(2)-9 遮蔽体試験の状況······················································· 3.3.1.1(2)-25
図 3.3.1.1(2)-10 ショットピーニング施工後の応力測定試験片の外観········ 3.3.1.1(2)-26
図 3.3.1.1(2)-11 (1/3) ショットピーニング試験片の IP 読み取り結果 ········ 3.3.1.1(2)-27
図 3.3.1.1(2)-11 (2/3) ショットピーニング試験片の IP 読み取り結果 ········ 3.3.1.1(2)-28
図 3.3.1.1(2)-11 (3/3) ショットピーニング試験片の IP 読み取り結果 ········ 3.3.1.1(2)-29
図 3.3.1.1(2)-12 初期化操作に伴う相対強度の変化 ································ 3.3.1.1(2)-30
図 3.3.1.1(2)-13 累積線量 30 mSv の IP における初期化後の測定例 ········· 3.3.1.1(2)-31
図 3.3.1.1(2)-14

IP 耐久性試験後の供試材の応力測定結果 ······················ 3.3.1.1(2)-32

図 3.3.1.1(2)-15 線量率による S/N 比の変化 ········································ 3.3.1.1(2)-33
図 3.3.1.1(2)-16 初期化時間と検出感度の関係 ······································ 3.3.1.1(2)-34
図 3.3.1.1(2)-17 照射／初期化後の IP の読み取り結果 ··························· 3.3.1.1(2)-35
図 3.3.1.1(2)-18 (1/3) 照射後の IP の読み取り結果 ································ 3.3.1.1(2)-36
図 3.3.1.1(2)-18 (2/3) 照射後の IP の読み取り結果 ································ 3.3.1.1(2)-37
図 3.3.1.1(2)-18 (3/3) 照射後の IP の読み取り結果 ································ 3.3.1.1(2)-38
図 3.3.1.1(2)-19 環境線量率と応力測定の関係 ······································ 3.3.1.1(2)-39
図 3.3.1.1(2)-20 照射後の IP の読み取り結果 ······································· 3.3.1.1(2)-40
図 3.3.1.1(2)-21 実機測定模擬および遮蔽条件での応力測定結果·············· 3.3.1.1(2)-41
図 3.3.1.2(1)-1 要素試験体の寸法······················································· 3.3.1.2(1)-8
図 3.3.1.2(1)-2 要素試験体の溶接時状況 ············································· 3.3.1.2(1)-9
図 3.3.1.2(1)-3 要素試験体外観·························································· 3.3.1.2(1)-10
図 3.3.1.2(1)-4 要素試験体の SP 施工状況 ··········································· 3.3.1.2(1)-11
図 3.3.1.2(1)-5 SP 施工ライン(表裏共通) ············································· 3.3.1.2(1)-12
図 3.3.1.2(1)-6 SP 施工後の要素試験体外観 ········································· 3.3.1.2(1)-13
図 3.3.1.2(1)-7 切断形状··································································· 3.3.1.2(1)-14
図 3.3.1.2(1)-8 架構切断後の要素試験体外観 ······································· 3.3.1.2(1)-15
図 3.3.1.2(1)-9 中間切断後の要素試験体外観 ······································· 3.3.1.2(1)-16
図 3.3.1.2(1)-10 最終切断後の要素試験体外観 ······································ 3.3.1.2(1)-17
図 3.3.1.2(1)-11 X 線応力測定装置 ····················································· 3.3.1.2(1)-18
図 3.3.1.2(1)-12 残留応力測定ライン及び測定点 ··································· 3.3.1.2(1)-19
図 3.3.1.2(1)-13 残留応力測定結果(SP 施工前) ····································· 3.3.1.2(1)-20xvi

図 3.3.1.2(1)-14 残留応力測定結果(SP 施工後) ····································· 3.3.1.2(1)-21
図 3.3.1.2(1)-15 残留応力測定結果(架構切断後) ···································· 3.3.1.2(1)-22
図 3.3.1.2(1)-16 残留応力測定結果(中間切断後) ···································· 3.3.1.2(1)-23
図 3.3.1.2(1)-17 残留応力測定結果(最終切断後) ···································· 3.3.1.2(1)-24
図 3.3.1.2(1)-18 残留応力測定結果(各切断時の比較：溶接線直交方向)······ 3.3.1.2(1)-25
図 3.3.1.2(1)-19 残留応力測定結果(各切断時の比較：溶接線平行方向)······ 3.3.1.2(1)-26
図 3.3.1.2(2)-1 要素試験体の模擬解析に用いる解析モデル ····················· 3.3.1.2(2)-7
図 3.3.1.2(2)-2 2 次元解析モデル(メッシュ図) ······································ 3.3.1.2(2)-8
図 3.3.1.2(2)-3 溶接残留応力解析の解析手順 ······································· 3.3.1.2(2)-9
図 3.3.1.2(2)-4 溶接残留応力解析における入熱の時間変化 ····················· 3.3.1.2(2)-10
図 3.3.1.2(2)-5 温度分布解析結果······················································· 3.3.1.2(2)-11
図 3.3.1.2(2)-6 溶接残留応力解析結果(応力分布図) ······························· 3.3.1.2(2)-12
図 3.3.1.2(2)-7 溶接残留応力解析結果と要素試験結果の比較(溶接線直交方向)··············································································· 3.3.1.2(2)-13
図 3.3.1.2(2)-8 溶接残留応力解析結果と要素試験結果の比較(溶接線平行方向)··············································································· 3.3.1.2(2)-14
図 3.3.1.2(2)-9 溶接及び SP による応力とひずみの経路 ························· 3.3.1.2(2)-15
図 3.3.1.2(2)-10

SP による残留応力解析結果(母材部) ···························· 3.3.1.2(2)-16

図 3.3.1.2(2)-11 SP による残留応力解析結果(応力分布図) ······················ 3.3.1.2(2)-17
図 3.3.1.2(2)-12

SP による残留応力解析結果及び要素試験との比較(溶接線直交方向)············································································· 3.3.1.2(2)-18

図 3.3.1.2(2)-13

SP による残留応力解析結果及び要素試験との比較(溶接線平行方向)············································································· 3.3.1.2(2)-19

図 3.3.1.2(2)-14

3 次元解析モデル ····················································· 3.3.1.2(2)-20

図 3.3.1.2(2)-15 切断模擬解析結果(溶接＋SP、架構切断後、3D コンター図) ····················· 3.3.1.2(2)-21
図 3.3.1.2(2)-16 切断模擬解析結果(溶接＋SP、中間切断後、3D コンター図)············································································· 3.3.1.2(2)-22
図 3.3.1.2(2)-17 切断模擬解析結果(溶接＋SP、最終切断後、3D コンター図)············································································· 3.3.1.2(2)-23
図 3.3.1.2(2)-18 切断模擬解析結果(溶接＋SP、架構切断後、溶接部拡大図)············································································· 3.3.1.2(2)-24
図 3.3.1.2(2)-19 切断模擬解析結果(溶接＋SP、中間切断後、溶接部拡大図)············································································· 3.3.1.2(2)-25
図 3.3.1.2(2)-20 切断模擬解析結果(溶接＋SP、最終切断後、溶接部拡大図)············································································· 3.3.1.2(2)-26xvii

図 3.3.1.2(2)-21 切断模擬解析結果及び要素試験との比較 (溶接＋SP、架構切断後、表面)············································································· 3.3.1.2(2)-27
図 3.3.1.2(2)-22 切断模擬解析結果及び要素試験との比較 (溶接＋SP、中間切断後、表面)············································································· 3.3.1.2(2)-28
図 3.3.1.2(2)-23 切断模擬解析結果及び要素試験との比較 (溶接＋SP、最終切断後、表面)············································································· 3.3.1.2(2)-29
図 3.3.1.2(2)-24 切断模擬解析結果及び要素試験との比較 (溶接＋SP、架構切断後、裏面)············································································· 3.3.1.2(2)-30
図 3.3.1.2(2)-25 切断模擬解析結果及び要素試験との比較 (溶接＋SP、中間切断後、裏面)············································································· 3.3.1.2(2)-31
図 3.3.1.2(2)-26 切断模擬解析結果及び要素試験との比較 (溶接＋SP、最終切断後、裏面)············································································· 3.3.1.2(2)-32
図 3.3.1.2(2)-27 切断模擬解析結果(溶接のみ、架構切断後、3D コンター図)············································································· 3.3.1.2(2)-33
図 3.3.1.2(2)-28 切断模擬解析結果(溶接のみ、中間切断後、3D コンター図)············································································· 3.3.1.2(2)-34
図 3.3.1.2(2)-29 切断模擬解析結果(溶接のみ、最終切断後、3D コンター図)············································································· 3.3.1.2(2)-35
図 3.3.1.2(2)-30 切断模擬解析結果(溶接のみ、架構切断後、溶接部拡大図)············································································· 3.3.1.2(2)-36
図 3.3.1.2(2)-31 切断模擬解析結果(溶接のみ、中間切断後、溶接部拡大図)············································································· 3.3.1.2(2)-37
図 3.3.1.2(2)-32 切断模擬解析結果(溶接のみ、最終切断後、溶接部拡大図)············································································· 3.3.1.2(2)-38
図 3.3.1.2(2)-33 切断模擬解析結果(溶接のみ、架構切断後、表面)············ 3.3.1.2(2)-39
図 3.3.1.2(2)-34 切断模擬解析結果(溶接のみ、中間切断後、表面)············ 3.3.1.2(2)-40
図 3.3.1.2(2)-35 切断模擬解析結果(溶接のみ、最終切断後、表面)············ 3.3.1.2(2)-41
図 3.3.1.2(2)-36 切断模擬解析結果(溶接のみ、架構切断後、裏面)············ 3.3.1.2(2)-42
図 3.3.1.2(2)-37 切断模擬解析結果(溶接のみ、中間切断後、裏面)············ 3.3.1.2(2)-43
図 3.3.1.2(2)-38 切断模擬解析結果(溶接のみ、最終切断後、裏面)············ 3.3.1.2(2)-44
図 3.3.2-1 BWR プラントを対象とした除染影響確認試験 実施工程 ······· 3.3.2-1
図 3.3.2.1(1)-1 除染試験片形状·························································· 3.3.2.1(1)-4
図 3.3.2.1(1)-2 重量測定・断面観察による評価フロー ··························· 3.3.2.1(1)-5
図 3.3.2.1(1)-3 残留応力測定による評価フロー ···································· 3.3.2.1(1)-6
図 3.3.2.1(1)-4 バッチ試験における除染試験装置構成 ··························· 3.3.2.1(1)-7
図 3.3.2.1(2)-1 酸化皮膜付与処理に使用したオートクレーブ ·················· 3.3.2.1(2)-5xviii

図 3.3.2.1(2)-2 酸化皮膜付与中の水質履歴 ·········································· 3.3.2.1(2)-6
図 3.3.2.1(2)-3 停電前後の水質履歴···················································· 3.3.2.1(2)-7
図 3.3.2.1(2)-4 酸化皮膜付与前後の表面残留応力測定結果(TP No.25, 26)··············································································· 3.3.2.1(2)-8
図 3.3.2.1(2)-5 (1/4)

重量測定・断面観察用試験片外観(酸化皮膜付与後) ·· 3.3.2.1(2)-9

図 3.3.2.1(2)-5 (2/4)

重量測定・断面観察用試験片外観(酸化皮膜付与後) ·· 3.3.2.1(2)-10

図 3.3.2.1(2)-5 (3/4)

重量測定・断面観察用試験片外観(酸化皮膜付与後) ·· 3.3.2.1(2)-11

図 3.3.2.1(2)-5 (4/4)

重量測定・断面観察用試験片外観(酸化皮膜付与後) ·· 3.3.2.1(2)-12

図 3.3.2.1(2)-6

残留応力測定用試験片外観(酸化皮膜付与後) ·················· 3.3.2.1(2)-13

図 3.3.2.1(2)-7 試験片切断位置と断面観察位置(TP No.11, 18) ·············· 3.3.2.1(2)-14
図 3.3.2.1(2)-8 (1/3) TP No.11 の断面観察結果 ····································· 3.3.2.1(2)-15
図 3.3.2.1(2)-8 (2/3) TP No.11 の断面観察結果 ····································· 3.3.2.1(2)-16
図 3.3.2.1(2)-8 (3/3) TP No.11 の断面観察結果 ····································· 3.3.2.1(2)-17
図 3.3.2.1(2)-9 (1/3) TP No.18 の断面観察結果 ····································· 3.3.2.1(2)-18
図 3.3.2.1(2)-9 (2/3) TP No.18 の断面観察結果 ····································· 3.3.2.1(2)-19
図 3.3.2.1(2)-9 (3/3) TP No.18 の断面観察結果 ····································· 3.3.2.1(2)-20
図 3.3.2.1(3)-1 除染試験装置外観······················································· 3.3.2.1(3)-3
図 3.3.3-1 (1/2) 予防保全対策技術の保守性に係る研究 事業計画案(令和５年度版)·············································································· 3.3.3-4
図 3.3.3-2 (2/2) 予防保全対策技術の保守性に係る研究 事業計画案(令和５年度版)·············································································· 3.3.3-5
図 3.4.1(1)-1 引張試験片の形状及び寸法 ············································· 3.4.1(1)-3
図 3.4.1(1)-2 シャルピー衝撃試験片の形状及び寸法 ······························ 3.4.1(1)-3
図 3.4.1(2)-1 PLR ポンプにおける試験体採取位置及び試験体の配置と ID の関係·········································································· 3.4.1(2)-2
図 3.4.1(2)-2 各試験体の外観 ···························································· 3.4.1(2)-3
図 3.4.1(2)-3 試験体からの試験片採取位置と粗切断及びワイヤカットによる試験体分割位置・試験体管理番号(ID-1)···························· 3.4.1(2)-4
図 3.4.1(2)-4 試験体からの試験片採取位置と粗切断及びワイヤカットによる試験体分割位置・試験体管理番号(ID-2)···························· 3.4.1(2)-5
図 3.4.1(2)-5 (1/2) 試験体からの試験片採取位置と粗切断及びワイヤカットによる試験体分割位置・試験体管理番号(ID-3) ····················· 3.4.1(2)-6
図 3.4.1(2)-5 (2/2) 試験体からの試験片採取位置と粗切断及びワイヤカットによる試験体分割位置・試験体管理番号(ID-3) ····················· 3.4.1(2)-7
図 3.4.1(2)-6 試験体からの試験片採取位置と粗切断及びワイヤカットによる試験体分割位置・試験体管理番号(ID-4)···························· 3.4.1(2)-8xix

図 3.4.1(2)-7 試験体からの試験片採取位置と粗切断及びワイヤカットによる試験体分割位置・試験体管理番号(ID-5)···························· 3.4.1(2)-9
図 3.4.1(2)-8 試験体からの試験片採取位置と粗切断及びワイヤカットによる試験体分割位置・試験体管理番号(ID-6)···························· 3.4.1(2)-10
図 3.4.1(3)-1 試験体の面の定義 ························································· 3.4.1(3)-8
図 3.4.1(3)-2 引張試験片を採取するブロック及び方位 ··························· 3.4.1(3)-9
図 3.4.1(3)-3 ブロック材からの引張試験片採取板取図 ··························· 3.4.1(3)-10
図 3.4.1(3)-4 ID-1 の引張試験片製作手順 ············································ 3.4.1(3)-11
図 3.4.1(3)-5 引張試験片マーキング要領 ············································· 3.4.1(3)-12
図 3.4.1(3)-6 (1/2) 引張試験片の外観写真 ············································ 3.4.1(3)-13
図 3.4.1(3)-6 (2/2) 引張試験片の外観写真 ············································ 3.4.1(3)-14
図 3.4.1(3)-7 シャルピー衝撃試験片を採取するブロック体及び方位 ········· 3.4.1(3)-15
図 3.4.1(3)-8 E 面への罫書き位置 ······················································ 3.4.1(3)-16
図 3.4.1(3)-9

A 面への罫書き位置 ····················································· 3.4.1(3)-17

図 3.4.1(3)-10 シャルピー衝撃試験片加工手順 ····································· 3.4.1(3)-18
図 3.4.1(3)-11 シャルピー衝撃試験片マーキング要領 ···························· 3.4.1(3)-19
図 3.4.1(3)-12 (1/6) シャルピー衝撃試験片の外観写真 ··························· 3.4.1(3)-20
図 3.4.1(3)-12 (2/6) シャルピー衝撃試験片の外観写真 ··························· 3.4.1(3)-21
図 3.4.1(3)-12 (3/6) シャルピー衝撃試験片の外観写真 ··························· 3.4.1(3)-22
図 3.4.1(3)-12 (4/6) シャルピー衝撃試験片の外観写真 ··························· 3.4.1(3)-23
図 3.4.1(3)-12 (5/6) シャルピー衝撃試験片の外観写真 ··························· 3.4.1(3)-24
図 3.4.1(3)-12 (6/6) シャルピー衝撃試験片の外観写真 ··························· 3.4.1(3)-25
図 3.4.1(3)-13 試験体 ID-2-③からの化学成分分析試験片採取個所 ··········· 3.4.1(3)-26
図 3.4.1(3)-14 試験体 ID-5-③からの化学成分分析試験片採取個所 ··········· 3.4.1(3)-26
図 3.4.1(3)-15 化学成分分析試料の外観写真 ········································ 3.4.1(3)-27
図 3.4.2(1)-1 引張試験片寸法 ···························································· 3.4.2(1)-4
図 3.4.2(1)-2 (1/2) 引張試験片のスペックルパターン付与後の外観写真 ····· 3.4.2(1)-5
図 3.4.2(1)-2 (2/2) 引張試験片のスペックルパターン付与後の外観写真 ····· 3.4.2(1)-6
図 3.4.2(1)-3 (1/2) 引張試験片の試験後の外観写真 ································ 3.4.2(1)-7
図 3.4.2(1)-3 (2/2) 引張試験片の試験後の外観写真 ································ 3.4.2(1)-8
図 3.4.2(1)-4 (1/2) 引張試験片の平行部ひずみ分布 ································ 3.4.2(1)-9
図 3.4.2(1)-4 (2/2) 引張試験片の平行部ひずみ分布 ································ 3.4.2(1)-10
図 3.4.2(1)-5 (1/2) 引張試験片の応力ひずみ曲線 ··································· 3.4.2(1)-11
図 3.4.2(1)-5 (2/2) 引張試験片の応力ひずみ曲線 ··································· 3.4.2(1)-12
図 3.4.2(2)-1 1T-C(T)試験片の寸法 ···················································· 3.4.2(2)-11
図 3.4.2(2)-2 令和４年度に実施した破壊靭性試験結果の例(ID-2-FR1) ······ 3.4.2(2)-12xx図 3.4.2(2)-3 取得する試験結果イメージ ············································· 3.4.2(2)-13
図 3.4.2(2)-4 クリップゲージ形状及び寸法 ·········································· 3.4.2(2)-14
図 3.4.2(2)-5 フェライト量測定箇所 ··················································· 3.4.2(2)-15
図 3.4.2(2)-6 (1/3) 弾塑性破壊靭性試験における荷重－荷重線変位関係 ····· 3.4.2(2)-16
図 3.4.2(2)-6 (2/3) 弾塑性破壊靭性試験における荷重－荷重線変位関係 ····· 3.4.2(2)-17
図 3.4.2(2)-6 (3/3) 弾塑性破壊靭性試験における荷重－荷重線変位関係 ····· 3.4.2(2)-18
図 3.4.2(2)-7 (1/3) 弾塑性破壊靭性試験後の破面マクロ写真 ···················· 3.4.2(2)-19
図 3.4.2(2)-7 (2/3) 弾塑性破壊靭性試験後の破面マクロ写真 ···················· 3.4.2(2)-20
図 3.4.2(2)-7 (3/3) 弾塑性破壊靭性試験後の破面マクロ写真 ···················· 3.4.2(2)-21
図 3.4.2(2)-8 (1/3) NDR 法による J-R 曲線 ·········································· 3.4.2(2)-22
図 3.4.2(2)-8 (2/3) NDR 法による J-R 曲線 ·········································· 3.4.2(2)-23
図 3.4.2(2)-8 (3/3) NDR 法による J-R 曲線 ·········································· 3.4.2(2)-24
図 3.4.2(2)-9 NDR 法によるべき乗近似 J-R 曲線の比較 ························· 3.4.2(2)-25
図 3.4.2(2)-10 (1/3) 除荷弾性コンプライアンス法による J-R 曲線 ············ 3.4.2(2)-26
図 3.4.2(2)-10 (2/3) 除荷弾性コンプライアンス法による J-R 曲線 ············ 3.4.2(2)-27
図 3.4.2(2)-10 (3/3) 除荷弾性コンプライアンス法による J-R 曲線 ············ 3.4.2(2)-28
図 3.4.2(3)-1 (1/2) ID-1-M1 のアトムマップ········································· 3.4.2(3)-5
図 3.4.2(3)-1 (2/2) ID-1-M1 のアトムマップ········································· 3.4.2(3)-6
図 3.4.2(3)-2 (1/3) ID-2-M1 のアトムマップ········································· 3.4.2(3)-7
図 3.4.2(3)-2 (2/3) ID-2-M1 のアトムマップ········································· 3.4.2(3)-8
図 3.4.2(3)-2 (3/3) ID-2-M1 のアトムマップ········································· 3.4.2(3)-9
図 3.4.2(3)-3 (1/2) ID-3-M1 のアトムマップ········································· 3.4.2(3)-10
図 3.4.2(3)-3 (2/2) ID-3-M1 のアトムマップ········································· 3.4.2(3)-11
図 3.4.2(3)-3 (1/4) ID-4-M1 のアトムマップ········································· 3.4.2(3)-12
図 3.4.2(3)-4 (2/4) ID-4-M1 のアトムマップ········································· 3.4.2(3)-13
図 3.4.2(3)-4 (3/4) ID-4-M1 のアトムマップ········································· 3.4.2(3)-14
図 3.4.2(3)-4 (4/4) ID-4-M1 のアトムマップ········································· 3.4.2(3)-15
図 3.4.2(3)-5 (1/3) ID-5-M1 のアトムマップ········································· 3.4.2(3)-16
図 3.4.2(3)-5 (2/3) ID-5-M1 のアトムマップ········································· 3.4.2(3)-17
図 3.4.2(3)-5 (3/3) ID-5-M1 のアトムマップ········································· 3.4.2(3)-18
図 3.4.2(3)-6 (1/3) ID-6-M1 のアトムマップ········································· 3.4.2(3)-19
図 3.4.2(3)-6 (2/3) ID-6-M1 のアトムマップ········································· 3.4.2(3)-20
図 3.4.2(3)-6 (3/3) ID-6-M1 のアトムマップ········································· 3.4.2(3)-21
図 3.4.3-1 試験により取得した J-R 曲線と H３T モデルにより求めた J-R 曲線の比較·········································································· 3.4.3-3xxi

図 3.4.3-2 H3T モデルにより求めた弾塑性破壊靭性 JIc の経時変化と実測値の比較·········································································· 3.4.3-4
図 3.4.3-1 ステンレス鋼製機器の健全性評価に係る研究 事業計画(令和５年度版)·········································································· 3.4.3-4

xxii

1.

まえがき
原子力規制委員会 原子力規制庁(以下、「原子力規制庁」という)では、実機運転を経た機器から採取した材料を用いた調査・研究から構造材料の経年劣化に係る知見の拡充を図ると共に、主として加速劣化試験に基づき策定された現行の学協会規格等の健全性評価手法の保守性や妥当性の確認、材料経年劣化事象に係る課題抽出を行うことを目的とした「原子力施設等防災対策等委託費(実機材料等を活用した経年劣化評価・検証)事業」を令和２年度から開始した。本報告書は、この事業のうち、一般財団法人
電力中央研究所(以下、「電中研」という)が令和５年度に受託した「実機材料を活用した健全性評価に係る研究」の受託研究報告書である。

1-1

2.

実施計画

2.1 事業の目的
本事業の目的は、廃止措置中の国内原子力発電所で使用済となった機器や構造物(以下「構造物等」という)から、実機の運転履歴を経験した材料(以下、「実機材料」という)を採取して試験・分析を行い、経年化が材料特性の変化に及ぼす影響評価に資する知見の拡充を図るとともに、主として加速試験によるデータに基づき蓄積されてきた材料の経年劣化事象に係る知見や、学協会規格等を用いた実機評価への保守性を確認することを目的として実施する。
得られた成果は、運転期間延長認可申請書の審査及び高経年化技術評価に係る妥当性確認のための技術的知見として活用するとともに、学協会規格の技術評価にも資する。上記、目的を達成するために、以下の項目について事業を実施する。
2.2 実施概要及び内容
令和５年度の実施計画概要及び内容を以下に、実施工程を表 2.2-1 に示す。
2.2.1 実機材料を用いた実機材料を活用した安全研究マップの定期的な見直し
令和 2 年度に策定した実機材料を活用した安全研究マップ(以下、「安全研究マップ」という)について、実機材料を用いた材料健全性研究に関する国内外の計画や実施状況を鑑み、適宜見直しを実施する。なお、見直した内容の安全研究マップへの反映等については、原子力規制庁担当官と協議することとする。併せて、安全研究マップの内容等については、原子力規制庁担当官から引継ぎを受けることができる。
2.2.2 靭性低下に係る研究
炉内構造物にはオーステナイト系ステンレス鋼が使用されているが、同鋼は中性子の照射を受けると破壊靭性が低下することが知られている。一部の原子力発電所では(一社)日本機械学会

発電用原子力設備規格

維持規格(JSME S NA1 -2012)(以下、「維持規格」という)に基づく破壊力学的評価手法を用いて中性子照射による破壊靭性低下を考慮した健全性評価を行い、長期にわたり健全性が保たれることを確認している。維持規格に規定されている破壊靭性低下に係る評価式は、主として試験炉を用いた加速照射を受けた材料から得られた国内外の破壊靭性試験データの下限により策定されている。そこで、本研究では実機から採取した材料に対する破壊靭性試験を行う
ことにより、実機条件における破壊靭性に関する知見を取得し、評価式の保守性を確認する。令和５年度は、計画に基づき以下の項目について実施する。なお、令和４年度に実施した研究成果から抽出された課題に基づき、以下の項目以外で令和５年度に実2-1施すべきとする項目は適切に計画を立案して実施する。
(1) 試験体採取工法の工事基本実施計画(案)の策定
令和４年度に検討した、試験体採取仕様の詳細に基づき、選定したプラントを対象に、本研究で使用する試験体採取のための試験体採取工法に係る、工事基本実施計画を検討する。工事基本実施計画の検討にあたっては、選定した対象プラントの供試体採取案とした「機器廃棄時の供試体採取」を念頭に、電気事業者が当該機器の廃棄切断・取り出し時に実施することとなるため、廃棄工程・要領詳細の検討着手段階で、廃棄作業による供試体への運転履歴の回復等により、本研究に影響が出ないようにするための採取仕様を事前に提示する必要がある。令和４年度に検討した詳細検討に基づ
き、令和５年度は、本研究で使用する試験体採取の想定工事実施時期を念頭に、選定した対象プラントとその機器からの試験体採取工法の具体化した工事基本実施計画(案)を検討し、策定する。
(2)

事業計画案の見直し
上記(１)の成果を総合的に検討し、令和６年度以降の靭性低下に係る研究の事業計画
案(実施不可も含む)を必要に応じて見直しする。

2.2.3 予防保全対策技術の保守性に係る研究
これまでに国内外の多数のプラントにおいて配管や炉内構造物の応力腐食割れ(以下、「SCC」という)による損傷が認められている。SCC 等の破壊を引き起こす亀裂については、「実用発電用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こすき裂その他の欠陥の解釈(原規技発第 1408063 号(平成 26 年 8 月 6 日原子力規制委員会決定)、改正 原
規技発第 1906051 号(令和元年６月 5 日原子力規制委員会決定))」(以下、「亀裂の解釈」という)において、維持規格の規定に基づく検査を実施することが要求されている。事業者は SCC 発生を低減するための予防保全対策技術を施工しているが、維持規格における検査においては、予防保全対策を実施した場合には、「予防保全実施時期を供用開始時期」とすることができ、その結果として、予防保全対策技術施工部位は検査頻度が緩和されることになる。事業者が実施している予防保全対策の一つにピーニング等による応力改善工法がある。本研究では応力改善工法施工部位に対する残留応力評価を行い、事業者が実施した予防保全対策技術施工箇所に対する亀裂の解釈の考え方の保守性を検証する。なお、予防保全対策部の残留応力評価を行う一つの方法として、施工部位を切断採取し、試験研究施設において残留応力を測定する方法が考えられるが、これを行うためには、採取により施工部の残留応力が変化しないことや試験研究施設に輸送可能であり、かつ、放射線環境下で残留応力測定が可能であることが必要となる。また、除染による金属表面に対する深さの影響も含め、実際に施工部応力測定の実施例はなく影響の確認が必要である。令和５年度は、計画に基づき、以下の項目について実施する。なお、令和４年度に実施した研究成果から抽出された課題に基づき、以下

2-2

の項目以外で令和５年度に実施すべきとする項目は適切に計画を立案して実施する。
(1) 試験仕様詳細の検討
1) 除染の影響確認試験の実施仕様詳細の検討
残留応力分布に影響を与える要因の確認試験として、令和４年度に策定した沸騰水型原子力発電プラントの廃炉段階における除染による影響確認試験計画の策定に引き続き、加圧水型原子力発電プラントの廃炉段階における除染による影響確認試験計画を検討する。
2) 要素試験体による解析手法の妥当性確認の検討
令和３年度の実機構造模擬(モックアップ)試験の試験計画と、令和４年度に検討した
詳細実施要領、ピーニングによる表層部の圧縮残留応力及び部材内部の残留応力が重畳した複合的な応力状態を踏まえた解析による影響確認結果より、要素試験体解析モ
デルによる解析手法の妥当性確認を実施する。具体的には、要素試験(平板等溶接＋ピーニングの試験体製作・切断試験)及び要素試験を模擬した解析を実施し、要素試験結果との比較・検証に着手する。
(2) 試験の実施
残留応力分布に影響を与える要因の確認試験として、令和４年度に策定した沸騰水型原子力発電プラントの廃炉段階の除染による影響確認試験計画案を基に、試験準備に着手する。
(3) 事業計画案の見直し
上記、(１)～(２)の成果を総合的に検討し、令和６年度以降の予防保全対策技術の保守性に係る事業計画案(実施不可も含む)を必要に応じて見直しする。
2.2.4

ステンレス鋼製機器の健全性評価に係る研究
BWR プラントの再循環ポンプ等に用いられているステンレス鋼鋳鋼は、長時間高温に曝されることにより材料の組織が変化して靱性が低下(熱時効)する。高経年化技術評
価等においては、ステンレス鋼鋳鋼の熱時効による靱性の低下挙動評価は(一財)発電設
備技術検査協会において実施された「プラント長寿命化技術開発」研究より開発された靭性予測モデル(以下、「H3T モデル」という)を用いて実施されている。H3T モデル
は、主に加速劣化試験等の結果に基づいて主に PWR プラントの環境を考慮して開発され、PWR プラント及び BWR プラントの評価に用いられている。本研究では、実機材料(対象機器：再循環ポンプ)を用いて組織観察、破壊靭性試験等を実施し、実機環境での H3T モデルによる熱時効による靱性の低下挙動評価手法の保守性を検証する。令
和５年度は、以下の項目について実施する。なお、令和４年度に実施した研究成果から抽出された課題に基づき、以下の項目以外で令和５年度に実施すべきとする項目は適切に計画を立案して実施する。

2-3

(1) 試験片の製作
熱時効による靭性の低下挙動評価手法の保守性を検証するため、令和３年度に策定した対象プラントの再循環ポンプから採取した実機材料による試験マトリックスに基づき、令和５年度に計画した試験片を製作する。
(2) 試験の実施
令和３年度に策定した上記(１)に示す試験マトリックスに基づき、令和５年度計画の試験を実施する(3) 事業計画案の見直し
上記(１)の実施状況を総合的に検討し、令和６年度以降のステンレス鋼製機器の健全性評価に係る研究の事業計画案(実施不可も含む)を必要に応じて見直しする。
2.2.5

研究実施体制及び実施方法(実機材料を活用した安全研究検討委員会)
本事業において収集した情報、研究計画(安全研究マップ含む)、試験方法及び取得したデータの透明性及び客観性を高めるために、電中研及び電中研以外の専門家(5 名程度)による実機材料を活用した安全研究検討委員会を開催し、有識者からの意見を参考とするとともに技術的側面からのレビューを受ける。開催回数は年 3 回程度とする。

2-4

表 2.2-1

実施工程

月度 4

6

7

9

10

12

1

3

実施項目
▲(7/25)

実機材料を活用した安全研究検討委員会▲(11/6)▲▲(2/6)(12/21)

1.

実機材料を活用した実機材を活用した安全研究マップの定期的な見直し(1) 実機材料を活用した材料健全性研究に関する計画・実施状況の調査(2) 安全研究マップの見直し
研究課題整理表の更新
安全研究マップへの反映
安全研究マップの定期的な見直し
2. 靭性低下に係る研究(1) 試験体採取工法の工事基本実施計画(案)の策定
機器解体開始前の試験体採取工法の工事基本実施計画
機器解体時の試験体採取工法の工事基
本実施計画
放射能測定による試験体照射量評価手法の検証
試験体採取工法の材料への影響評価(2) 事業計画案の見直し
3. 予防保全対策技術の保守性に係る研究(1) 試験仕様詳細の検討
・ 除染の影響確認試験の実施仕様詳細の検討
・ 要素試験体による解析手法の妥当性確認の検討(2) 試験の実施
・ BWR プラント廃炉時の除染の影響確認試験(3) 事業計画案の見直し
4. ステンレス鋼製機器の健全性評価に係る研究(1) 試験片の製作(2) 試験の実施(3) 事業計画案の見直し
5. 成果のまとめ

検収 3/31
◆

2-5

3.

実施内容及び成果

3.1 実機材料を活用した安全研究マップの見直し
本事業では、事業者が策定した工程も参考に、廃止措置が進められる原子力発電所より採取した実機材料を有効に活用した研究を実施していく計画である。そのため、事業者が策定した廃炉工程を鑑みた上で、研究に供する実機材料を採取する原子力発電所についての検討が不可欠であり、研究計画立案に当たっては、現状の研究課題や動向、廃炉材活用の有効性を整理した上で、実機材料を使って拡充すべき材料特性データの選定と優先順位付けが必要である。この目的に照らし、本事業では令和２年度[3.1-1]に、原子力発電所の構造物等を構成する材料の経年劣化事象に係る学協会規格の動向及び技術的知見、並びに諸外国において計画・実施中の実機材料を活用した安全研究に関する最新の情報を収集した。収集した技術的知見は今後の実機材料を活用した安全研究の計画立案全般に反映できるように、原子力発電所の構造物と考慮すべき
材料の経年劣化事象の関係に基づき、「実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題
整理表」(以下、「課題整理表」という)を作成した。また、この課題整理表に基づき、本事業の目的の達成に必要な研究課題、項目、研究の位置付け及び廃炉材の有効活用を検討し、安全規制研究として実施すべき研究の優先順位等を示す「実機材料を活用した安全研究マップ」(以下、「安全研究マップ」という)を作成した。令和５年度は、
令和４年度[3.1-2]に引き続き、安全研究マップの定期的な見直しとして、そのインプットとなる課題整理表に集約した技術情報について、令和４年度調査結果から本年度に調査可能な期間(2023 年 12 月末前後)までの動向等の公開文献を中心に調査し、課題整
理表の更新に資した。この更新した課題整理表に基づき安全研究マップへ反映する。
なお、課題整理表、並びに安全研究マップの内容等については、過年度の本事業報告書[3.1-1] [3.1-2]を参照するとともに、原子力規制庁担当官から引継ぎを受けた。

《参考文献》[3.1-1]

実機材料等を活用した経年劣化評価・検証 (実機材料を活用した健全性評価に係る研究) (原子力規制庁委託成果報告書 ; 令和２年度)
国立国会図書館、(https://ndlsearch.ndl.go.jp/books/R100000002I032022484 ： 閲覧日 2024 年 2 月 9 日)、原子力規制庁(https://www.nra.go.jp/activity/anzen/seika/itaku.html：閲覧日
2024 年 2 月 13 日)[3.1-2]

実機材料等を活用した経年劣化評価・検証 (実機材料を活用した健全性評価に係る研究) (原子力規制庁委託成果報告書 ; 令和４年度)
国立国会図書館、(https://ndlsearch.ndl.go.jp/books/R1000000023.1-1

I033107776 ： 閲覧日 2024 年 2 月 8 日)、原子力規制庁(https://www.nra.go.jp/activity/anzen/seika/itaku.html：閲覧日
2024 年 2 月 13 日)

3.1-2

3.1.1 実機材料を用いた材料健全性研究に関する計画・実施状況の調査
安全研究マップの定期的な見直しのため、実機材料を用いた材料健全性研究に関する国内外の計画や実施状況を鑑み、適宜見直しを実施する。見直しにあたっては、その計画や実施状況を調査して、材料健全性研究に関する知見や課題を課題整理表に反映した。
令和４年度までに調査した国内外の実機材料を活用した材料健全性研究、学協会規格動向等の知見の調査結果を踏まえ、令和５年度以降の動向等について公開文献を中心に調査した。本項では調査結果を以下の構成でまとめた。
実機材料を用いた材料健全性研究に関する国外の計画・実施状況の調査①

日常保全「配管減肉」②

経年劣化評価事象(日常保全 SCC を含む)
(中性子照射脆化、低サイクル疲労、IASCC、SCC、ステンレス鋳鋼の熱時効)実機材料を用いた材料健全性研究に関する国内の計画・実施状況の調査①

日常保全「配管減肉」②

経年劣化評価事象(日常保全 SCC を含む)
(中性子照射脆化、低サイクル疲労、IASCC、SCC、ステンレス鋳鋼の熱時効)

課題整理は「経年劣化事象」で整理しており、後述の通りカテゴリーを「経年劣化評
価」と「日常保全」で大別している。上記の報告書の構成では、日常保全のカテゴリー
である「配管減肉」と「応力腐食割れ(SCC)」について、前者は単独で調査結果をまとめ(上記①)、後者は「経年劣化評価」に含めて調査した(上記②)。この構成とした観点は以下のとおりである。
電気事業者は、原子力プラントの安全上重要な機器の日常的な保全活動(日常保全)における点検、検査の中で、「経年劣化事象」の徴候やその進展の程度を把握するとともに、国内外の原子力発電所の運転経験や最新の技術的知見を反映し、必要に応じて追加的な予防保全策や、適時新しい機器への取替えなどを実施している。日常保全で管理し、長期運転に関する安全性確保・向上の観点から重要であると考えられる「経年劣化事象」に、一般腐食(配管減肉)
応力腐食割れ(以下、「SCC」という)がある。さらに、電気事業者は、運転開始後 30 年を迎える時期に、60 年運転を想定した経年劣化に関する技術的な評価(高経年化技術評価)を実施し、長期健全性について評価するとともに、保全内容の充実を図っている。この評価は、以後 10 年毎に再評価を実施する。対象となる「経年劣化事象」は、運転期間に依存して劣化が進行する現象や、機器の健全性やシステムの安全性に影響を与える可能性のある事象として、高経年化対策実施ガイド[3.1.1-1] や高経年化対策実施基準[3.1.1-2]に、「より重要な経年化評価上着
3.1.1-1

目すべき経年劣化事象」(経年劣化評価事象)が示されており、本事業で対象とする原子力プラント一次系を構成する主要鋼製機器・システムに考慮すべき劣化事象に以下の4 事象がある。
中性子照射脆化
低サイクル疲労
照射誘起型応力腐食割れ(以下、「IASCC」という)ステンレス鋳鋼の熱時効
前述の日常保全の一般腐食は幅広い種類の設備で生じており、炭素鋼、ステンレス
鋼ともに、塩分濃度が高くなるような配管等では、均一腐食、局部腐食ともに注意が必要である。これら事象の予防には、日常点検などを中心とした予防保全措置が重要であり、損傷が確認された場合には、その原因を究明し、必要に応じて水平展開を図るな
ど、類似事象等の発生を防止することが有用である。一般腐食のうち、配管減肉は、水や蒸気の流れによって配管内面の腐食・壊食が促進され生じることがあり、主要な事
象に、流れ加速型腐食(FAC, Flow Accelerated Corrosion)及び液滴衝撃エロージョン(LDI, Liquid Droplet Impingement Erosion)がある。これらの事象は、時間に対して線形的な現象と考えられており、電気事業者は日本機械学会の配管減肉管理技術規格(JSME 減肉管理規格)[3.1.1-3][3.1.1-4]に基づき、定期事業者検査時に配管厚さを検査して減肉を管理している。JSME 減肉管理規格では、適用対象とする設備や管理対象とする配管減肉事象などの一般的な事項に加え、試験対象系統や部位の選定方法、試験実施時期などの試験計画、試験項目、評価項目、並びに措置といった配管減肉管理のPDCA サイクル詳細が記載されている。また、JSME 減肉管理規格 2006 年版は、その策定プロセスの公正性・公平性・公開性、及び技術的要求事項の規制側との整合性、減肉管理手法の技術的妥当性について、旧原子力安全・保安院によって確認[3.1.1-5]され、配管減肉に対する保全管理を適切に実施可能なものと判断されている。電気事業者は
この JSME 減肉管理規格を基に、各社における減肉管理指針を作成して減肉管理を行っている(日常保全による管理)。
SCC は、冷却材に接する配管や炉内構造物において発生が懸念される。配管で SCCが発生し、その後継続的に進展した場合は、亀裂が板厚を貫通することにより冷却材が漏洩する。貫通に至らない場合でも、SCC による亀裂寸法が大きい場合には、地震等により大きな荷重が付加された場合に、SCC の亀裂先端を起点に破壊が生じ、圧力
バウンダリ機能が失われる可能性がある。電気事業者は、日本機械学会維持規格[3.1.1-6]の検査規定に基づき、供用期間中検査において超音波などを用いた SCC に対する検査を実施している。維持規格では、経年劣化事象と特定しない一般検査規定と経年劣化を特定した個別検査規定が定められ、機器や構造物の溶接継手のカテゴリー毎に検査範囲及び方法が定められている。供用期間中検査で欠陥が検出された場合には、検出された欠陥に対して構造健全性評価を行い、健全性評価結果により継続運転か、補修
3.1.1-2もしくは取替を判断するルールを定めている。これにより、供用期間中検査で SCC が検出された場合でも、健全性が確保される範囲内において SCC を管理した運転が可能となり、直ちに補修・取替を行う必要はなくなっている。維持規格に定められている補修技術に加え、様々な補修・取替技術が開発されており、SCC が検出された場合の対応ができるようになっている(日常保全による監視と詳細評価による構造健全性確認)。
減肉配管は規格に基づく減肉管理によって劣化を管理するのに対し、SCC は供用期
間中検査と、万が一、検査で欠陥が検出された場合には、検出された欠陥に対して構造健全性評価を実施し、継続運転、あるいは補修もしくは取替を判断している。そのため、配管減肉関連の研究は、流動因子・水化学因子・材料因子の各因子の評価研究や、実機プラントを対象とした保全優先度の体系化、予測手法の評価研究などが主であるのに対し、SCC は IASCC と同様に、劣化事象による亀裂の検知技術、亀裂の発生、亀裂の進展、その進展による破壊評価と是正処置の観点で、亀裂を見つける検査技術、メカニズムや構造健全性に関する研究が主である。
以上より、高経年化対応に関する国内外の最新研究開発動向調査は、「日常保全」の
配管減肉、並びに SCC のうち、SCC は IASCC のカテゴリーである「経年劣化評価事象」と合わせて調査結果をまとめた。
《参考文献》[3.1.1-1]「実用発電用原子炉施設における高経年化対策実施ガイド」，
平成 25
年 6 月 19 日，原子力規制委員会(最終改正：令和 2 年 3 月 31 日)[3.1.1-2]「日本原子力学会標準 原子力発電所の高経年化対策実施基準」一般
社団法人 日本原子力学会，AESJ-SC-P005:2008,2021(追補 3)[3.1.1-3]

日本機械学会、発電用原子力設備規格 加圧水型原子力発電所 配管
減肉管理に関する技術規格(2006 年度版)、JSME S NG1-2006[3.1.1-4]

日本機械学会、発電用原子力設備規格 沸騰水型原子力発電所 配管
減肉管理に関する技術規格(2006 年度版)、JSME S NH1-2006[3.1.1-5]

原子力安全・保安院、「原子力発電工作物の保安のための点検、検査等に関する電気事業法施行規則の規定の解釈(内規)の制定について」、
NISA-163c-08-5(2008)[3.1.1-6]「日本機械学会発電用原子力設備規格 維持規格」. JSME S NA12016. 日本機械学会

3.1.1-3

(1)

実機材料を用いた材料健全性研究に関する国外の計画・実施状況の調査

1) 日常保全「配管減肉」
配管減肉に関する近年の新たな研究や、重要な知見に関する文献に対し、令和４年
度に減肉配管の高経年化技術評価の状況を踏まえ調査[3.1.1(1)-1]した以下の新たな知見・研究が必要な減肉管理上の課題について、調査した。
測定困難部位の減肉管理に関する研究
配管減肉予測手法の適用に関する研究
暫定漏洩許容に関する研究
配管減肉関連の研究は、流動因子・水化学因子・材料因子の各因子の評価研究や、実機プラントを対象とした予測手法の評価研究などが主であるため、米国機械学会(ASME)の Pressure Vessels & Piping Conference などの機械系の論文誌・学会や、
Corrosion Science や International Conference on Water Chemistry in Nuclear
Reactor Systems (NPC)、The European Corrosion Congress (EUROCORR)などの水化学系の論文誌・学会で発表されることが多い。ここでは国外知見調査として、これらの論文集・学会発表を調査した。
① 測定困難部位の減肉管理に関する研究
ASME PVP2023 等で、本研究に関する文献はなかった。
② 配管減肉予測手法の適用に関する研究
JSME 減肉管理規格(2006 年版)の技術評価文書[3.1.1(1)-2]における留意事項の 1 つである「配管分岐合流部の穴の周囲の肉厚管理」に関連する文献として以下があった。
Yoneda. K, et al., “DEVELOPMENT OF PREDICTION TOOL FOR FLOWACCELERATED CORROSION (1) EVALUATION OF PIPELINE LAYOUTEFFECT CONSIDERING VARIOUS PIPE COMPONENT COMBINATIONS”,
PVP2023-105689 [3.1.1(1)-3]
Yuasa. T, et al., “DEVELOPMENT OF PREDICTION TOOL FOR FLOWACCELERATED CORROSION: (2) EVALUATION OF GEOMETRY FACTORFOR VARIOUS PIPE COMPONENTS”, PVP2023-105401[3.1.1(1)-4]
Uchiyama. Y, et al., “DEVELOPMENT OF PREDICTION TOOL FOR FLOWACCELERATED CORROSION: (3) DEVELOPMENT AND VALIDATION OF
PREDICTION SOFTWARE "FALSET" WITH WATER SINGLE-PHASE FACDATA OBTAINED IN JAPANESE BWR PLANTS”, PVP2023-105848[3.1.1(1)-5]
Morita. R, et al., “DEVELOPMENT OF PREDICTION TOOL FOR FLOWACCELERATED CORROSION: (4) DEVELOPMENT AND VALIDATION OF
PREDICTION SOFTWARE "FALSET" WITH WATER SINGLE-PHASE FACDATA OBTAINED IN JAPANESE PWR PLANTS”, PVP2023-105766[3.1.1(1)-6]
3.1.1(1)-1

上記文献は、配管減肉の予測手法の開発に関する一連の文献であり、既知の条件(設計条件や運転条件)から各配管要素の減肉率を評価する予測手法はより効率的な減肉管理が可能となるため、欧米では実機プラントの減肉管理に導入されている。国内においても国内原子力プラントで適用可能な予測手法が開発されており、電力中央研究所
では予測モデルの開発、及び予測モデルを組み込んだ予測コード「FALSET」を構築し、実機プラントデータを用いた検証を実施している。本文献で検討している課題は
腐食劣化(配管減肉)の課題整理表の(腐食劣化-4)に整理済である。
また、「保全重要度」に関連して、配管損傷リスクを考慮した保全管理の導入検討に関する文献に以下があった。
Yuasa. T, et al., “Evaluation of Jet Impact Region and Fluid Force Generated
from Ruptured Pipes (5) Experimental and numerical study on flashing jet withsaturated and subcooled water”, ICONE30-1355 (2023) [3.1.1(1)-7]
上記の文献は、原子力プラントの保全活動全般に関する規程である日本電気協会のJEAC 4209「原子力発電所の保守管理規程」[3.1.1(1)-8]で規定されている「保全重要度」を活用した減肉管理についても検討をしているものである。JEAC 4209 では系統・機器の「保全重要度」を指標とした保全計画の策定が位置づけられており、安全機能の重要度分類や PRA によるリスク情報などの原子力安全上の指標に加えて、工学的な判断に基づく供給信頼性、運転経験、作業安全、環境影響なども考慮可能となっている。しかし、これらは必ずしも定量化されていないため、原子力安全上の指標が相対的に小さいタービン系・復水/給水系統などに対しては保全重要度を用いた保全管理方式の決定が困難と考えられる。この保全重要度に対して、配管損傷時の人体や周辺機器への影響(保全管理上の指標)を定量化し、減肉事象が顕在化しやすいタービン系・復水/給水系統における減肉管理のレベルを分類する研究も進められている。本文献で検討している課題は腐食劣化(配管減肉)の課題整理表の(腐食劣化-2)に整理済である。
③ 暫定漏洩許容に関する研究
配管減肉は、国外では予測を用いた減肉管理が一般的であり、近年の研究開発についても予測モデルの拡張・高度化に関する内容が多い。また、PWR プラントにおける新たな水質調整剤の効果に関する研究も幾つか確認されている。
S. Parker, S. McCracken, R. McGill, Y. Patten, “HISTORY AND TECHNICALSCOPE OF CODE CASE N-513”, ASME Pressure Vessels & Piping Conference
2023, PVP2023-106137[3.1.1(1)-9]
上記文献は、クラス 2 以下の低エネルギー配管に対する暫定漏洩許容を定めた
ASME 規格(Section XI Code Case N-513)[3.1.1(1)-10]の経緯や最新版である N-513-6 の特徴についてまとめたものである。当該規格はクラス 2 以下の配管に対する減肉管理の最適化に資するものであり、本文献で検討している暫定漏洩許容の考え方に関する
課題は、腐食劣化(配管減肉)の課題整理表の(腐食劣化-7)として、令和５年度に追加し3.1.1(1)-2

た。
2) 経年劣化評価事象(日常保全 SCC を含む)[国外最新研究開発動向調査]「経年劣化評価事象」及び「日常保全」のうち SCC に関する近年の新たな研究や、重要な知見に関する文献に対し長期運転を含め、実機材を活用した材料健全性に関する新たな知見・研究について調査した。対象とした劣化事象を以下に示す。
中性子照射脆化
低サイクル疲労IASCC、SCC
ステンレス鋳鋼の熱時効
本項の国外動向調査では、国際的なプロジェクト動向として、以下を調査した。
米国 DOE LWRS プロジェクト(2011 年～)
フィンランド VTT BRUTE プロジェクト(2007 年～2019 年)
スペイン Zorita プロジェクト(2007 年～2019 年)
スウェーデン SMILE プロジェクト(2021 年～2025 年)
フランス EDF/MAI プロジェクト(PWR)(2011 年～)
また、2023 年度に開催された国際会議として以下を調査した。
ASME PVP 2023 Pressure Vessels & Piping Conference
20th International Conference on Environmental Degradation of Materials
in Nuclear Power Systems -Water Reactors (ENVDEG 2022)
21st International Conference on Environmental Degradation of Materials
in Nuclear Power Systems -Water Reactors (ENVDEG 2023)① 国際研究プロジェクトの動向a) 米国 DOE LWRS プロジェクト(2011 年～)
LWRS：Light Water Reactor Sustainability(軽水炉持続性)
LWRS プロジェクトは、米国で原子力発電所の運転期間を 60 年から 80 年に延長する 2 回目の運転期間延長(SLR)の実現に必要な技術基盤を確立することを目的に、エネ
ルギー省 DOE が出資し、EPRI、NRC と連携し推進する原子力プラントの経年変化に関する研究プログラムであり、主に機器の経年変化の基礎を理解することを目的に実施されている。DOE は、米国原子力産業界が、運転期間を 60 年から 80 年へ延長す
ることを志向している背景を踏まえ、LWRS プログラムを実施することにより経済的及び戦略的に米国の原子力産業界の維持・発展をサポートしている。LWRS プロジェ
クトではレポートを公開しており[3.1.1(1)-11]、Materials Research 分野の 2023 年度発刊
レポートは６カテゴリーに分類されており、2023 年度発刊レポート数は下記の通りである。
Cable Aging and Cable NDE (3 件)
3.1.1(1)-3

Concrete Aging and Degradation (1 件)Management Report (0 件)
Mitigation Methods and Technologies (3 件)
Reactor Core and Primary Systems (7 件)
Reactor Pressure Vessel (0 件)
本節の調査対象機器である「原子力プラント一次系の主要鋼製機器・システムの経
年劣化事象」には、Reactor Core and Primary Systems (7 件)を調査した。
ここで、Reactor Core and Primary Systems (7 件)は以下のうち、3 件は長期運転を含め、実機材を活用した材料健全性に関連しないことから調査対象から除外した。
Applying grain-boundary sensitive electrochemical scanning probe techniquesto evaluate intergranular degradation of irradiated and deformed stainlesssteels[3.1.1(1)-12]＞粒界劣化評価するための電気化学走査プローブ技術の適用
Spread Spectrum Time Domain Reflectometry (SSTDR) and Frequency Domain
Reflectometry (FDR) for Detection of Cable Anomalies Using Machine
Learning[3.1.1(1)-13]＞機械学習を用いたケーブル異常検出のための各種反射率法関連研究
Extended Bandwidth Spread Spectrum Time Domain Reflectometry Cable Test
for Thermal Aging, Low Resistance Fault, and Water Detection[3.1.1(1)-14]＞拡張帯域幅スペクトラム拡散時間領域反射率測定ケーブル試験
調査対象とした文献 4 件の概要と、関連する課題管理表の課題への反映要否について以下に示す。
Ziqing Zhai, et al., Preparation for Stress Corrosion Crack Initiation Testing ofAustenitic Stainless Steels in PWR Primary Water[3.1.1(1)-15]
本レポートは、PWR 一次系配管 IGSCC 試験計画の検討に関するものであり、課
題管理表「日常保全」No.13 PWR 原子炉冷却系配管の SCC ステンレス鋼の SCC(発生評価)としてリストアップ済である。なお、後述の国内の研究動向調査を踏まえ、No.13(発生評価)の課題を展開し、進展評価、発生・進展メカニズム検討、破壊評価手法の高度化の 3 つの課題を追加して再整理している(令和 5 年度追加番号 R5-6,7,8)。
レポートの概要を以下に示す。
PWR 一次系 SUS304(L)/316(L)オーステナイト系ステンレス鋼(SS)の運転経験として、近年、PWR 一次冷却水中で粒界型応力腐食割れ(IGSCC)の発生が報告されるようになったことを踏まえ、原子力発電所の稼働率に影響を及ぼす潜在的に深刻な新たな課題として織り上げ、IGSCC の発生メカニズムとプラントへの影響をよりよく理解することは、積極的な管理戦略について電力会社と規制当局に情報を提供するために必要であると提言している。この必要性に対処するための詳細な試験計画を策定する準3.1.1(1)-4

備として、本報告書では、通常の PWR 一次冷却水環境におけるオーステナイト系 SSの SCC 発生に関する参照すべき現場経験(トラブル)と実験室研究をレビューし、知識と技術のギャップを明らかにし、近い将来の行動計画を提案している。運転経験として、•2020 年 8 月、大飯原発 3 号機(1991 年運転開始)の供用期間中検査において、加圧器スプレイライン配管の 316SS 溶接部のき裂•

2021 年 10 月 21 日に、10 年毎点検で安全注入系(RIS)配管エルボの溶接部近傍に複数の欠陥指示の事例を紹介するとともに、フランスでは Civaux 1 号機で上記の IGSCC が検出されると、EDF は、その後、複数の原子力発電所を同様に欠陥調査のために停止させ、
本 報 告 の 時 点 で Civaux-2 、 Chooz-1 & -2 、 Penly-1 、 Chinon-3 、 Cattenon-3 、Flamanviller-2、Golfech-1 の複数のユニットで追加の兆候が検出されたことを踏まえ、PWR 一次冷却水中におけるオーステナイト系ステンレス鋼の SCC 発生研究の現状についてレビューをまとめている。文献調査に基づく実験室での研究から将来の SCC 発
生研究活動の計画立案の指針となる有用な情報として、通常の PWR 一次冷却水条件で得られた試験データを中心に、過去の SCC 発生研究から得られた主要な情報として、SCC 発生試験方法、主な影響因子、冷間加工、鋭敏化、表面仕上げ、合金元素、試験の負荷パターン、クリープ、並びに環境について既往知見をまとめている。これらの集約を踏まえ、著者らは、PWR 一次冷却水中におけるオーステナイト系 SS の SCC
発生研究の計画における、現状の知見と技術のギャップを明らかにし、近い将来の行動計画として以下を提案している。
タスク 1：フランス PWR の SCC 原因分析を支援する調査
タスク 2：材料の選択、入手、準備
タスク 3：SCC 発生試験方法と試験片設計の再評価
Ziqing Zhai, et al., FY 2023 Progress on Stress Corrosion Crack Testingof Ni-Base Alloys in PWR Primary Water[3.1.1(1)-16]
本レポートは、PWR 一次系配管 IGSCC 試験計画の検討に関するものであり、課
題管理表「スコーピング」No.3 にて、一次冷却系(原子炉容器、加圧器、蒸気発生器等)の管台・貫通孔部の SCC(690 合金(溶接金属)の PWSCC 健全性確認)としてリストアップ済である。なお、後述の国内の研究動向調査を踏まえ、本課題はスコーピング(No.13)から「日常保全」の課題管理表に移動し、課題は令和 5 年度の追加番号 R5-16、R5-17、R5-18 及び R5-19 に示すように、PWR Ni 基合金の応力腐食割れ(PWSCC)の発生評
価、進展評価、発生・進展メカニズム検討、破壊評価手法の高度化の 4 つの課題に拡張して課題を再整理している。レポートの概要を以下に示す。
PWR 一次冷却水環境中の高 Ni 合金 SCC 試験の検討に関するもので、本報告書は二部構成となっており、前半は水酸化リチウム(LiOH)もしくは水酸化カリウム(KOH)
3.1.1(1)-5

を含む PWR 一次冷却水中での Ni 基合金(82 合金)の SCC 発生・進展挙動の評価に関する 3 年間の研究のうち、最終年度の進捗をまとめ、後半では、冷間加工された 690
合金の長期 SCC 発生試験の最新状況をまとめている。2023 年度は、Ni 基溶接金属である 82 合金に焦点を当てた試験を実施しており、LiOH を含む環境と KOH を含む環
境で、82 合金の SCC 発生とき裂進展挙動を直接比較し、試験後の特性評価と統計解析を行った。その結果、PWR 一次冷却水の pH 調整剤として LiOH を KOH に置き換
えても、82 合金の SCC 発生・進展挙動に悪影響を与えないことが示唆されたと報告している。
Gary S. Was, et al., The Mechanism of Irradiation Assisted Stress Corrosion
Cracks in Stainless Steels[3.1.1(1)-17]
本レポートは、ステンレス鋼における IASCC の発生機構に関するものであり、課題
管理表「経年劣化評価」No.31 にて、PWR 炉内構造物(炉心そう)の IASCC の破壊靭性評価の高度化(データ拡充)に関する課題としてリストアップ済である。なお、後述の国内の研究動向調査を踏まえ、No.13 の課題 破壊靭性評価の高度化(データ拡充)に対し、発生評価、進展評価、発生・進展メカニズム検討 3 つの課題に拡張して課題を再整理している(令和 5 年度追加番号 R5-6,7,8)。レポートの概要を以下に示す。
本レポートでは、IASCC の劣化モードについて、高分解能電子後方散乱法を用いて局所的な応力-ひずみ状態を解析し、高分解能透過型電子顕微鏡を用いてき裂先端の粒界相を同定し、応力と粒界酸化の役割を切り離すことで、この現象の複雑さを解き明
かし、IASCC の発生メカニズムを明らかにすることを目的としている。現在及び将来の原子炉コンセプトの両方の原子炉炉心構成機器といった重要機器に使用されている合金鋼の IASCC に対する知見の適用可能性について議論し、
IASCC の機構論的説明、
すなわち、なぜ照射がオーステナイト系合金の粒界応力腐食割れを促進するのかについて述べている。IASCC のメカニズムとして、照射に伴う転移チャネリングによるひ
ずみと、粒界酸化の促進を提唱している。
Bogdan Alexandreanu, et al., Effect of thermal aging on microstructure andstress corrosion cracking behavior of Alloy 152 weldments[3.1.1(1)-18]
本レポートは、152 合金溶接材のミクロ組織と SCC 挙動に及ぼす熱時効の影響に関するもので運転期間延長に伴う劣化の顕在化事象として、長範囲規則化変態 (LRO)の可能性に言及している。この課題は、課題管理表「スコーピング」No.13 にて、PWR
原子炉冷却系/一次冷却系ノズル部等の熱時効(690 合金のロングレンジオーダリング)としてリストアップ済である。なお、後述の国内の研究動向調査を踏まえ、本課題はスコーピング(No.13)から「日常保全」の課題管理表に移動し、課題は令和 5 年度の追加
番号 R5-10 に示すように、PWR 一次冷却系 690 合金使用部の Ni 基合金の熱時効(熱時効評価手法の高度化)として課題を再整理している。レポートの概要を以下に示す。
このレポートでは、152 合金溶接材のミクロ組織と SCC 挙動に及ぼす熱時効の影響
3.1.1(1)-6

の観点から、加速熱時効条件下での 152 合金の微細構造変化と SCC 反応に焦点を当て、研究対象とした材料(3 種類の温度 370℃、400℃、450℃)に 75,000 時間の時効処理をした材料を用いて破壊靭性試験や微細構造の特性評価を実施している。この研究の結論としては、370℃と 450℃で 60 年相当の使用まで時効処理を行ったが LRO の証拠は見つからず、硬化は熱による Cr 炭化物の析出によるものと推定、60 年相当熱
時効した 3 つの Alloy 152 の SCC の SCC き裂進展速度データからは耐 SCC 性能の劣化を示しているようであると報告している。
b) フィンランド VTT BRUTE プロジェクト (2007 年～2019 年)
BRUTE(Barsebäck reactor pressure vessel material used for true evaluation ofembrittlement)プロジェクトは、バーセベック原子力発電所(スウェーデン BWR)2 号の原子炉容器上蓋と炉心領域溶接部から採取した材料を活用し、監視試験計画に基づ
く中性子照射脆化予測の検証を目的として実施されている。このプロジェクトは
VYR(Nuclear Waste Management Fund in Finland) 、 VTT Technical ResearchCentre of Finland、NKS (Nordisk Karnsakerhet)が出資する SAFIR2022 プログラム[3.1.1(1)-19]のプロジェクトの一つであり、SAFIR2022 では 8 カテゴリーで 39 プロジェ

クトを実施しOverall Safety and Organisation(4PJ)
Plant Level Analysis(5PJ)
Reactor and fuel(5PJ)
Thermal Hydraulics(7PJ)
Mechanical Integrity(7PJ)
Structures and materials(5PJ)
Severe Accidents(2PJ)
Research Infrastructure(4PJ：BRUTE PJ)で構成されている。本プロジェクトに関するレポートは、VTT のホームページ[3.1.1(1)20]より検索が可能であり、1 件のレポートが公開されていた。

Sebastian Lindqvist, et al., Mechanical behavior of high-Ni/high-Mn Barsebäck
2 reactor pressure vessel welds after 28 years of operation [3.1.1(1)-21]
本レポートは、実機原子炉圧力容器溶接部の機械試験と監視試験における脆化予測の比較に関するものであり、課題管理表「経年劣化評価」No.6 にて、中性子照射脆化の脆化予測式の高度化としてリストアップ済の課題に関するものである。レポートの概要を以下に示す。
共用期間 28 年の原子炉圧力容器より採取した高 Ni/高 Mn 溶接部実機材を用いて、ISO-148-1 に従った計装化シャルピー衝撃試験と ISO6892-1 に従った引張試験を含めた機械試験を実施し、その結果を監視試験結果と比較結果をまとめている。採取した
高 Ni/高 Mn 溶接部実機材に対し、ASTM E900、FFI、VVER の脆化予測曲線で脆化
3.1.1(1)-7

傾向を評価、低フルエンス領域では Ni と Mn の相乗効果はあまり影響しないこと、
ASTM E900 の予測が VVER や FFI のそれに比べ、実機溶接部の脆化傾向をより良く再現したとしている。
c) スペイン Zorita プロジェクト(2007 年～2019 年)
スペインの廃炉ホセ・カブレラ原子力発電所(通称 Zorita)の廃炉 PWR を活用した研究プロジェクトであり、実機使用条件下で照射された炉内構造物から金属材料(主にステンレス鋼材)を採取し、長期間照射後の機械的・微視的特性に対する中性子照射の影
響評価と理解の深化を目的として実施され、EPRI、米国 NRC、CSN(スペイン規制当局)、SSM(スウェーデン規制当局)、AXPO(スイスのエネルギー企業)、Tractebel(ベルギー企業)等が参画した。ASME 2023 Pressure Vessels & Piping Conference のTechnical Tracks の Search エンジンで、「Zorita」で検索したところ、以下の文献があった。なお、この文献は、FRACTESUS (Fracture mechanics testing of irradiated
RPV steels by means of sub-sized specimen)プロジェクトで実施した Mini-C(T)試験
技術の実証のため、照射材、並びに未照射材に対するベンチマーク試験及び数値解析等を実施し、規格基準の策定も視野とした技術基盤の整備を行っているプロジェクトである。この中で、参画機関のラウンドロビン試験で使用した圧力容器鋼 A508 Cl.3 がホセ・カブレラ Zorita の RPV 交換用上蓋の製造に使用された材料であり、Mini-C(T)
試験片に加工して使用している。なお、前述の FRACTESUS プロジェクトは、原子炉
圧力容器鋼の破壊靱性評価に関する欧州の国際プロジェクトで、EURATOM(欧州原子力共同体)が主催している。実施期間は、2020 年から 2024 年までの 5 か年である。参加機関はプロジェクトリーダーを務めるベルギーSCK・CEN を始めとして欧州の主要な原子力関連の研究機関や大学など計 21 機関であり、日本からは電中研が参加している。本プロジェクトは、欧州における Mini-C(T)試験片及びマスターカーブ法(MC)を用いた圧力容器の破壊靭性評価技術の実証と規格基準の策定を目的として、産業界、学術界のみならず欧州の規制当局も含めたコンソーシアムで技術検証を行う。複数の照射及び未照射の原子炉圧力容器鋼を対象に複数の研究機関で試験を実施する大規模
ラウンドロビン試験が実施され、Mini-C(T)試験片及び MC 法の実機材料への適用性や評価手法としての頑健性などが検証され、有限要素法を用いた数値解析も実施されており、同試験技術の技術的妥当性が検証されている。
G. Bonny, et al., PRESENT STATUS OF THE FRACTESUS PROJECT:ROUND ROBIN ON UNIRRADIATED MATERIALS[3.1.1(1)-22]
本レポートは、照射材に対する Mini-C(T)試験技術のベンチマーク試験及び数値解析等による実証に関するものであり、課題管理表「経年劣化評価」No.2 にて、中性子照射脆化の破壊靭性評価(MC 法の適用)としてリストアップ済の課題に関するものである。レポートの概要を以下に示す。
本レポートでは、参画機関で実施したラウンドロビン試験で、ホセ・カブレラ Zorita
3.1.1(1)-8

の RPV 交換用上蓋圧力容器鋼 A508 Cl.3 があり、Mini-C(T)試験片に加工に使用された。内容は未照射材料の破壊靱性試験と、MC 法適用に関するラウンドロビン試験の概要を示した報告で、荷重変位曲線解析の検証、取得した破壊靱性試験のデータセットに対する MC の適用性検証、6 種の異なる材料(母材 4 種と溶接金属 2 種)について 13の研究機関による Mini-C(T)試験片への MC 法の適用性検討についてまとめている。
d) スウェーデン SMILE プロジェクト(2021 年～2025 年)
Studsvik Material Integrity Life Extension
スウェーデンの廃炉プラントから材料を採取し分析・試験を行い、軽水炉の高経年化に関する知見の取得、長期安全運転への貢献を目的とした国際共同プロジェクトで、経済協力開発機構／原子力機関(OECD/NEA)が主催している。9 か国(アメリカ、ベルギー、中国、チェコ、ドイツ、日本、スイス、スウェーデン、フィンランド)の電気事
業者、研究機関、規制機関が参画している。海外廃炉材活用研究に対する成果の活用の観点で、成果の共有を含めたプロジェクト参画への電気事業者ニーズは高く、電力中央研究所が事業者代表として、原子力規制庁(NRA)とともに参画している。2023 年度
は、研究成果や進捗等を共有可能な会合等は開催されていないが、本事業の推進にあたり、本事業の委託元の原子力規制庁とともに、受託者である電力中央研究所が参加
し、プロジェクトに関する情報共有を図り、本事業の推進に活用すべく情報を収集している。
e) フランス EDF/MAI プロジェクト(PWR)(2011 年～)
MAI(Materials Ageing Institute)はフランス電力会社 EDF 下の組織で、原子力プラ
ントの材料劣化研究の国際プロジェクトを企画してとりまとめている。MAI プロジェ
クトはメンバーシップ制で運営：正会員(電力事業者限定)と準会員のいずれかの形で参加、日本からは関西電力株式会社が正会員、三菱重工業株式会社と電中研が準会員とし て 参 加 し て お り 、 炉 内 構 造 物 の 劣 化 を 対 象 に し た VESSEL INTERNALPROJECT(VIP)プロジェクトと、蒸気発生器の劣化を対象とした SHERLOCK プロジ
ェクト等が Research projects として実施されているが、MAI ホームページの Events &news - The MAI[-13]でこれらプロジェクトに関する公知はなく、令和４年度に調査した
PLiM2022 での発表からの進捗は公開されていない模様である[3.1.1(1)-23]。

② 国際会議等の講演・予稿文献a) ASME PVP 2023 Pressure Vessels & Piping Conference
ASME PVP 2023 は、2023 年 7 月 16 日(日)～21 日(金)にかけて、米国 Atlanta のWestin Peachtree Plaza で開催された。
長期運転を含め、実機材を活用した材料健全性に関する主要な発表を表 3.1.1(1)-1 に示す。同表には文献の件名と著者、論文概要と課題管理表への反映要否として【調査結果】を示している。調査対象とした文献は 19 件であるが、同表に示すように文献で取り扱っている課題は各劣化事象でまとめた課題整理表に網羅されており、新しい劣化
3.1.1(1)-9事象や、現在対象としている劣化事象に対し新しい課題となるような知見はなかった。
なお、実機材を活用した研究の文献に以下があった。
Timothy G. Lach, et al., “POST IRRADIATION EXAMINATION OF
PRESSURIZEDWATER

REACTORSTAINLESSSTEELINTERNALCOMPONENTS”, PVP2023-107347(文献番号 No.17)[3.1.1(1)-24]
加圧水型原子炉(PWR)の内部構造部品、例えばバッフルフォーマーボルトは、発電所の運転中、高温で大きな中性子照射と機械的応力を受ける。発電所の長期運転では、
このような条件がボルトの潜在的な劣化や耐荷重性能の低下につながる。特性劣化をより詳細に理解し、実験的な照射プログラムの結果を確認し、内部構成部品の構造材
料の運転寿命性能を予測するためには、運転中の原子炉から採取した材料の照射後試験が必要である。本研究では、
ウエスチングハウス社製の 2 ループダウンフロー型 PWRから 2 本の高中性子束で照射された 316 ステンレス鋼バッフルフォーマーボルトを取り出し、機械的試験と微細構造解析のために切断した。機械試験では、ボルト長さ方向のばらつきは少ないものの、すべての部位で広範な照射硬化と破壊靱性の急激な低下が認められた。また、走査型電子顕微鏡とアトムプローブトモグラフィーを用いた組織観察から、照射による著しい析出、偏析、転位ループとキャビティ形成が認められた。なお、機械的挙動とは異なり、ボルト長さ方向にかなりのばらつきが見られたものの、照射量が低いボルトねじ部では、照射量が高いボルト頭部よりも析出や空孔形成が多く予想とは逆の結果であった。このばらつきの原因は、温度、中性子エネルギース
ペクトル、ガンマ線照射の勾配によるものと考えられるとしている。
なお、本論文は、課題整理表「経年劣化評価」の No.28.29.30 IASCC-P1,P2,P3 の
PWR の IASCC への取り組みに関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。
b) ENVDEG 2022(20th International Conference on Environmental Degradationof Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors)
ENVDEG 2022 は、2022 年 7 月 17 日(日)～21 日(木)にかけて、米国 Snowmassの The Viewline Resort で開催された。本会議は、令和 4 年度の調査時点でプログラ
ムが公開され、長期運転を踏まえた高経年劣化、材料健全性に関連しそうなセッションとして「80 年超運転のセッション」があり、予稿集が正式に発行されてからの調査を行うとして令和 5 年度以降に実施とした経緯がある。令和 5 年度に予稿集が発行されたため、令和 5 年度に本セッションを調査した。
長期運転を含めた高経年化評価技術や実機材を活用した材料健全性に関する主要な発表を表 3.1.1(1)-2 に示す。同表には文献の件名と著者、論文概要と課題管理表への反映要否として【調査結果】を示している。調査対象とした文献は 19 件であるが、同表に示すように文献で取り扱っている課題は各劣化事象でまとめた課題整理表に網羅されており、新しい劣化事象はなかった。なお、課題管理表の課題としては、後述の国内
3.1.1(1)-10

動向調査を踏まえ令和５年度に追加した課題 2 件に関連する文献があった。1 件は、
課題管理表「経年劣化評価」に令和 5 年度に No. R5-10 として追加した PWR 一次冷
却系 690 合金使用部の Ni 基合金の熱時効評価手法の高度化に関連する論文(論文
No,1,2,3,4,5,6,7)であり、もう 1 件は課題管理表「経年劣化評価」に令和 5 年度に No.
R5-8 として追加した PWR 炉内構造物(炉心そう)の IASCC 進展評価(IASCC 進展特性データの取得)に関連する論文(No.14)である。また、実機材を活用した研究の論文に
下記 3 件があった。
Matthew Hiser, “U.S. Perspective on Harvesting and Approach of Aged
Components to Improve Materials Degradation Knowledge and Inform Aging
Management”, ENVDEG 2022,(文献番号 No.12)[3.1.1(1)-25]
実機材及び廃炉材を活用した研究の取り組みについての紹介として、材料の劣化に関する知見の向上のため、照射された実機材と未照射アーカイブ材の価値と展望を紹介している。また、実機採取には費用と時間がかかるため、その価値が最も高い技術課
題に焦点を当て、可能な限り複数の組織と協力してリソースを最適に活用することが不可欠であるとし、国際的にいくつかの実機材採取の取り組みが進行中で、最適な劣化条件と材料を有する原子力プラントからの更なる実機材採取は、規制と産業界の合意を更に導く助けとなると展望を示した。
なお、本論文は、実施機関における廃炉材を活用した長期運転に向けた取り組みについての紹介であり、本事業に関連する文献ではあるが、新規課題を提示するものではない。
Matthew Olszta, “Examination Of IASCC In 304 Stainless Steel Core Shroud
From A Commercial Boiling Water Reactor (BWR)”, ENVDEG 2022, ED202118366(文献番号 No.14)[3.1.1(1)-26]
スペインの廃炉 PWR の Zorita(38 年運転)からコアバレル(0.06~48dpa)を採取し、
IASCC 進展特性、疲労進展特性、破壊靭性を調査した報告である。照射による疲労進
展速度の差異は認められず、SCC 進展速度も低い K 条件では照射による差異は認められなかった一方で、高い K 条件かつ高い照射量では進展速度が 1~2 桁高くなる結果が認められた。破壊靭性は照射量の増加に伴い明確に低下した。靭性低下が SCC 進展速度の増加に寄与したと考えられると報告している。
本論文は、課題管理表「経年劣化評価」に令和 5 年度に No. R5-8 として追加した
PWR 炉内構造物(炉心そう)の IASCC 進展評価(IASCC 進展特性データの取得)に関連する内容である。
Yiren Chen, “Cracking Behavior Of Decommissioned Baffle Plates In Light
Water Reactor Environment”, ENVDEG 2022, ED2021-17301( 文 献 番 号
No.14)[3.1.1(1)-27]
実機 PWR から採取したバッフルフォーマ―ボルトの照射によるミクロ組織変化の3.1.1(1)-11

調査のレポートであり、ウエスチングハウス社製 PWR から 2 本の高照射 316 ステン
レス鋼バッフルフォーマーボルトを取り出し、機械的試験と微細構造解析のために切断して調査した。照射損傷はボルトの長さ方向に変動し、機械的試験では、ボルト長さ
方向のばらつきは少ないものの、すべての部位で広範な照射硬化と破壊靱性の急激な低下が認められた。走査型電子顕微鏡とアトムプローブトモグラフィーを用いた組織観察から、照射による著しい析出、偏析、転位ループとキャビティ形成が認められた。
中性子照射量の少ないボルトねじ部では、照射量の多いボルト頭部よりも析出や空孔形成が多く、予想とは逆の結果であったが、ばらつきの原因は、温度、中性子エネルギ
ースペクトル、ガンマ線照射の勾配によるものと考察している。
なお、本論文は、課題管理表「経年劣化評価」に令和 5 年度に No. R5-8 として追加した PWR 炉内構造物(炉心そう)の IASCC 進展評価(IASCC 進展特性データの取得)に関連する内容である。
c) ENVDEG 2023(21st International Conference on Environmental Degradationof Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors)
ENVDEG 2023 は、
2023 年 8 月 6 日(日)～10 日(木)にかけて、
カナダ Newfoundlandの Delta St. John’s Hotel & Conference Centre で開催された。
長期運転を含めた高経年化評価技術や実機材を活用した材料健全性に関する主要な発表を表 3.1.1(1)-3 に示す。同表には文献の件名と著者、論文概要と課題管理表への反映要否として【調査結果】を示している。調査対象とした文献は 3 件であるが、同表に示すように文献で取り扱っている課題は各劣化事象でまとめた課題整理表に網羅されており、新しい劣化事象はなかった。
なお、課題管理表の課題としては、後述の国内動向調査を踏まえ令和５年度に追加した課題 2 件に関連する文献があった。1 件は、課題管理表「日常保全」に令和 5 年度に No.13 より拡張し No. R5-24 として追加した PWR 一次系機器 ステンレス鋼の
IGSCC(発生・進展メカニズム検討)に関連する論文(No.1)で、もう 1 件は課題管理表「経年劣化評価」に令和 5 年度に No. R5-8 として追加した PWR 炉内構造物(炉心そう)の IASCC 進展評価(IASCC 進展特性データの取得)に関連する論文(No.2)である。
また、実機材を活用した研究の論文に下記があった。
Yasufumi Miura, et al., “Interim Result of a Detailed Investigation on a Cracked
Pipe Weld in the Pressurizer Spray Line of a PWR in Japan”, ENVDEG 2022(文献番号 No.1)[3.1.1(1)-28]
日本の PWR(大飯 3 号機)加圧器スプレイライン配管で発生した亀裂に対する 2022
年の経済産業省プロジェクト(エネ庁事業)における観察結果をまとめた論文である。
2020 年に日本の PWR 加圧器スプレイライン配管の溶接部に円周方向のき裂が発見された亀裂について、実機損傷部位を採取して実施した詳細調査についてまとめている。
具体的には、亀裂の性状、ひび割れ周辺断面の SEM/EBSD 観察、内面近傍のひび割れ
3.1.1(1)-12

表 面 の SEM/EDS 分 析 、 マ イ ク ロ ビ ッ カ ー ス 硬 さ 試 験 に つ い て ま と め ら れ 、
SEM/EBSD 分析で亀裂周辺の HAZ にて粒界近傍や特定の大粒の塑性ひずみが比較的大きいことが明らかになったこと、
断面 SEM 観察により亀裂 HAZ と亀裂のない HAZに微視的な微小き裂(MSC)が観察されたとし、MSC の深さは結晶粒径と比較的等しかったとのことである。
なお、本論文の課題は、課題管理表「日常保全」に令和 5 年度に No.13 より拡張し
No. R5-24 として追加した PWR 一次系機器 ステンレス鋼の IGSCC(発生・進展メカ
ニズム検討)に関連する。
Anders Jenssen, “Crack Growth Rate in Irradiated Core Barrel Weld and HeatAffected Zone in PWR Primary Water”,(文献番号 No.2) ENVDEG 2022[3.1.1(1)-29]
Zorita 原子炉(ホセ・カブレラ原子力発電所)の炉心そうから採取した実機材より溶接
金属及び溶接熱影響部試験片を加工して、模擬 PWR 一次冷却水中で亀裂進展速度(CGR)試験を実施し、熱脆化と照射脆化の相乗効果について検討。EPRI の材料信頼性
プログラム(MRP)は、ステンレス鋼溶接部と熱影響部の応力腐食割れに対する中性子束の影響と、熱脆化と照射脆化の相乗効果について知見拡充が必要な分野として選定した。本文献で、溶接金属及び溶接熱影響部の引張特性、模擬 PWR 一次冷却水中で亀裂進展速度(CGR)試験を実施し IASCC 進展特性を調査し、IASCC 進展速度は予測線
図よりも低く、耐 IASCC に優れていたと報告している。
なお、本文献は課題管理表「経年劣化評価」に令和 5 年度に No. R5-8 として追加した PWR 炉内構造物(炉心そう)の IASCC 進展評価(IASCC 進展特性データの取得)に関連する。
Xiang (Frank) Chen, “I Post Irradiation Examination of Harvested PWR Baffle
Former Bolts”, ENVDEG 2022(文献番号 No.3)[3.1.1(1)-30]
実機 PWR から採取したバッフルフォーマ―ボルト(照射量：15~29dpa)の材料特性(硬さ、破壊靭性、疲労進展特性)、ミクロ組織を調査した。照射硬化、脆化、照射による転位ループ、キャビティの形成、照射誘起偏析(RIS)、照射誘起析出(RIP)、Cu/NiSi/Cr-Mo-P 相の形成を確認し、これらの調査結果は文献で報告されたものと大きな違
いはないことを報告している。
なお、本論文は課題管理表「経年劣化評価」No.28，29，30 の PWR バッフルフォ
ーマーボルト等の IASCC に関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。
《参考文献》[3.1.1(1)-1]

令和 4 年度原子力規制庁委託成果報告書「原子力施設等防災対策等
委託費(実機材料等を活用した経年劣化評価・検証(実機材料を活用した 健 全 性 評 価 に 係 る 研 究 )) 」、 原 子 力 規 制 庁 ( 令 和 5 年 3
3.1.1(1)-13月)(https://www.nra.go.jp/activity/anzen/seika/itaku.html：閲覧日
2024 年 2 月 13 日)[3.1.1(1)-2]

原子力安全・保安院、「原子力発電工作物の保安のための点検、検査等に関する電気事業法施行規則の規定の解釈(内規)の制定について」、
NISA-163c-08-5(2008)[3.1.1(1)-3]

Yoneda. K, et al., “DEVELOPMENT OF PREDICTION TOOLFOR FLOW-ACCELERATED CORROSION (1) EVALUATION OF
PIPELINE LAYOUT EFFECT CONSIDERING VARIOUS PIPECOMPONENT COMBINATIONS”, ASME Pressure Vessels &Piping Conference 2023, PVP2023-105689 (2023).

[3.1.1(1)-4]

Yuasa. T, et al., “DEVELOPMENT OF PREDICTION TOOL FOR
FLOW-ACCELERATED CORROSION: (2) EVALUATION OF
GEOMETRY FACTOR FOR VARIOUS PIPE COMPONENTS”,
ASME Pressure Vessels & Piping Conference 2023, PVP2023105401 (2023).

[3.1.1(1)-5]

Uchiyama. Y, et al., “DEVELOPMENT OF PREDICTION TOOLFOR FLOW-ACCELERATED CORROSION: (3) DEVELOPMENT
AND VALIDATION OF PREDICTION SOFTWARE "FALSET"
WITH WATER SINGLE-PHASE FAC DATA OBTAINED IN
JAPANESE BWR PLANTS”, ASME Pressure Vessels & Piping
Conference 2023, PVP2023-105848 (2023).

[3.1.1(1)-6]

Morita. R, et al., “DEVELOPMENT OF PREDICTION TOOL FOR
FLOW-ACCELERATED CORROSION:(4)

DEVELOPMENT

AND VALIDATION OF PREDICTION SOFTWARE "FALSET"
WITH WATER SINGLE-PHASE FAC DATA OBTAINED IN
JAPANESE PWR PLANTS”, ASME Pressure Vessels & Piping
Conference 2023, PVP2023-105766 (2023).
[3.1.1(1)-7]

Yuasa.T, et al., “Evaluation of Jet Impact Region and Fluid Force
Generated from Ruptured Pipes (5) Experimental and numerical
study on flashing jet with saturated and subcooled water”, 30th
International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 30),ICONE30-1355 (2023).

[3.1.1(1)-8]

日本電気協会「原子力発電所の保守管理規程」JEAC 4209-2021[3.1.1(1)-9]

S. Parker, S. McCracken, R. McGill, Y. Patten, “HISTORY ANDTECHNICAL SCOPE OF CODE CASE N-513”,ASME Pressure
Vessels & Piping Conference 2023, PVP2023-106137 (2023).
3.1.1(1)-14

[3.1.1(1)-10]

ASME Case N-513-6, “Evaluation Criteria for Temporary
Acceptance of Flaws in Moderate Energy Class 2 or 3 Piping andGate Valves,” Section XI, Division 1 (2021).

[3.1.1(1)-11]

LIGHT WATER REACTOR SUSTAINABILITY PROGRAM Reports (inl.gov); (https://lwrs.inl.gov/SitePages/Reports.aspx；閲
覧日 2024 年 2 月 7 日)

[3.1.1(1)-12]

Ashutosh Jangde, et al., “Applying grain-boundary sensitiveelectrochemicalscanning

probe

techniquestoevaluateintergranular degradation of irradiated and deformed stainlesssteels”, University of California/Oak Ridge National Laboratory,
M3LW-23OR04020211[3.1.1(1)-13]

S.W. Glass, et al., “Spread Spectrum Time Domain Reflectometry(SSTDR) and Frequency Domain Reflectometry (FDR) for
Detection of Cable Anomalies Using Machine Learning”, PacificNorthwest National Laboratory/Idaho National Laboratory,
PNNL-34821/M3LW-23OR0404033[3.1.1(1)-14]

S.W. Glass, et al., “Extended Bandwidth Spread Spectrum Time
Domain Reflectometry Cable Test for Thermal Aging”, Low
Resistance Fault, and Water Detection, PNNL-34815, PacificNorthwest

National

Laboratory,

PNNL-34815,

M3LW-

23OR0404025[3.1.1(1)-15]

Ziqing Zhai, et al., “Preparation for Stress Corrosion Crack
Initiation Testing of Austenitic Stainless Steels in PWR Primary
Water”, U.S. Department of Energy, M3LW-23OR0402039(https://lwrs.inl.gov/Materials%20Aging%20and%20Degradation/
StressCorrosionCrackInitiationTestingAusteniticSS_PWR.pdf：
閲覧日 2024 年 2 月 7 日)

[3.1.1(1)-16]

Ziqing Zhai, et al., “FY 2023 Progress on Stress Corrosion Crack
Testing of Ni-Base Alloys in PWR Primary Water”, U.S.
Department of Energy, M2LW23OR04020311(https://lwrs.inl.gov/Materials%20Aging%20and%
20Degradation/ProgressStressCorrosionCrackTesting.pdf：閲覧
日 2024 年 2 月 7 日)

[3.1.1(1)-17]

Gary S. Was, et al., “The Mechanism of Irradiation Assisted
Stress Corrosion Cracks in Stainless Steels”, U.S. Department ofEnergy, M2LW-23OR0402029
3.1.1(1)-15

(https://lwrs.inl.gov/Materials%20Aging%20and%20Degradation/
MechanismIrradiationAssistedStressCorrosion.pdf：閲覧日 2024
年 2 月 7 日)
[3.1.1(1)-18]

Bogdan Alexandreanu, et al., “Effect of thermal aging on
microstructure and stress corrosion cracking behavior of Alloy
152 weldments”, Argonne National Laboratory, ANL/LWRS23/1(https://lwrs.inl.gov/Materials%20Aging%20and%20Degradat
ion/ANL_LWRS_2023_Aging_v3.pdf：閲覧日 2024 年 2 月 7 日：
文献登録「Complete the additional microstructural evaluationand SCC CGR testing on two heats of aged Alloy 152,
ANL/LWRS-23/1」となっているが、PDF を開くと上記の文献名)[3.1.1(1)-19]

Jari Hämäläinen, et al., “SAFIR2022 –The Finnish Research
Programme on Nuclear Power Plant Safety 2019–2022 Final
Report”, VTT TECHNOLOGY 414[3.1.1(1)-20]

VTT‘s Research Information Portal(https://cris.vtt.fi/en/：閲覧日
2024 年 2 月 7 日)

[3.1.1(1)-21]

Sebastian Lindqvist, et al., “Mechanical behavior of high-Ni/highMn Barsebäck 2 reactor pressure vessel welds after 28 years ofoperation”, Journal of Nuclear Materials Volume 581, 1 August
2023, 154447[3.1.1(1)-22]

G. Bonny, et al., “PRESENT STATUS OF THE FRACTESUSPROJECT: ROUND ROBIN ON UNIRRADIATED MATERIALS”,
ASME 2023, PVP2023-105449[3.1.1(1)-23]

Events & news - The MAI(https://www.themai.org/events-andnews-2/ ；閲覧日 2024 年 2 月 7 日)

[3.1.1(1)-24]

Timothy G. Lach, et al., “POST IRRADIATION EXAMINATIONOF PRESSURIZED WATER REACTOR STAINLESS STEELINTERNAL COMPONENTS”, ASME 2023, PVP2023-107347[3.1.1(1)-25]

Matthew Hiser, “U.S. Perspective on Harvesting and Approach of
Aged Components to Improve Materials Degradation Knowledge
andInformAging

Management”,

ENVDEG

2022(20th

International Conference on Environmental Degradation ofMaterials in Nuclear Power Systems -Water Reactors), ED202118366, ED2021-17113[3.1.1(1)-26]

Matthew Olszta, “Examination Of IASCC In 304 Stainless SteelCore Shroud From A Commercial Boiling Water Reactor (BWR)”,
3.1.1(1)-16

ENVDEG 2022(20th International Conference on Environmental
Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water
Reactors), ED2021-18366, ED2021-17301[3.1.1(1)-27]

Yiren Chen, “Cracking Behavior Of Decommissioned Baffle Plates
In Light Water Reactor Environment”, ENVDEG 2022(20thInternational Conference on Environmental Degradation ofMaterials in Nuclear Power Systems -Water Reactors), ED202117301[3.1.1(1)-28]

Yasufumi Miura, et al., “Interim Result of a Detailed
Investigation on a Cracked Pipe Weld in the Pressurizer Spray
Line of a PWR in Japan”, ENVDEG 2022(20th International
Conference on Environmental Degradation of Materials in
Nuclear Power Systems -Water Reactors), ED2021-※※[3.1.1(1)-29]

Anders Jenssen, “Crack Growth Rate in Irradiated Core Barrel
Weld and Heat-Affected Zone in PWR Primary Water”, ENVDEG
2022(20th International Conference on Environmental
Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water
Reactors), ED2021-※※[3.1.1(1)-30]

Xiang (Frank) Chen, “I Post Irradiation Examination ofHarvested PWR Baffle Former Bolts”, ENVDEG 2022(20thInternational Conference on Environmental Degradation ofMaterials in Nuclear Power Systems -Water Reactors), ED2021※※

3.1.1(1)-17

表 3.1.1(1)-1 (1/5)

No.
1

タイトル

ASME PVP 2023 Pressure Vessels & Piping Conference 実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表

発表者／実施機関

劣化事象

材料

Operational Experience WithNathan Edge, Scott Cairns,

照射脆化

低合金鋼

Application of Appendix G Methods

Oliver Dutton

分野・カテゴリー
米国規格【調査結果】
Rolls-Royce Submarines Ltd., (UK)3

ASME III 付録 G(フェライト系圧力保持部品の許容荷重を求めるための手法)に関する細かな議論の報告。

for Irradiated Pressure Vessels
2

概要／調査結果

Comprehensive Modelling of

Fabio Pasti, Sina Tajfirooz,

Pressurized Thermal Shock With a

H. J. Uitslag-Doolaard, Francesco

Probabilistic Approach

Brigante, F. H. E. De Haan-De Wilde

米国の規格に関する細かな議論であり、新規課題を提示するものではない。
照射脆化

低合金鋼

健全性評価

PFM を活用した構造健全性評価方法の確立に関連。PFM に関連する要素(温(PFM 評価)

度・応力評価)の高度化の検討。
【調査結果】

Nuclear Research and Consultancy

より精度の高い PFM 解析を目指した研究であるが、国内における PFM のGroup (NRG)

課題は導入段階の課題であり、課題整理表への反映は不要と判断。
ASTM E1921 規格は、延性脆性遷移領域におけるフェライト鋼の破壊靱性を

Numerical Prediction of Fracture

Timo Metzler,

Toughness of a Reactor Pressure

Ermile Gaganidze,

評価するために広く使用されている。小試験片試験技術は拘束性が低いため、Vessel Steel Based on Experiments

Jarir Aktaa

多くの試験結果が規格で規定された破壊靭性限界値を超え、結果として材料が

照射脆化

低合金鋼

破壊靭性評価Using Small Specimens

無駄となる。これを回避するため、有限要素解析により小型試験片の試験結果
Karlsruhe Institute of Technologyに基づいて、標準サイズ試験片の破壊靭性を予測。

(KIT)【調査結果】
課題整理表「経年劣化評価」の No.3 衝撃試験の代替試験法の整備(小型破壊靭性試験片(Mini-C(T)試験片))」の取り組みに関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。

4

有限要素シミュレーションと 2 つのマイクロメカニクスに基づくアプローチ

The Effect of Loss of Constraint on

Meng Li, Rachid Chaouadi,

the Initiation of Ductile Fracture

Inge Uytdenhouwen,

を組み合わせることにより、Mini-C(T)における延性破壊の開始において拘束

in a Mini CT

Thomas Pardoen, Giovanni Bonny

力の喪失が果たす役割を調査し、臨界破壊靱性に対する寸法補正の提案を支持

照射脆化

低合金鋼

破壊靭性評価する数値的証拠を提供する。最終目的は、Mini-C(T)に適切なサイズ補正を適Belgian Nuclear Research Centre

用することにより、標準的な 1T-C(T)試験片から得られる延性き裂発生挙動を(SCK CEN)、

推定すること。

Institute of Mechanics, Materials and【調査結果】
課題整理表「経年劣化評価」の No. 3 衝撃試験の代替試験法の整備(小型破Civil Engineering (IMMC)

壊靭性試験片(Mini-C(T)試験片))」の取り組みに関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。
5

Constraint Effect on Fracture in

Kiminobu Hojo, Takatoshi Hirota,

Ductile-Brittle Transition

Yasuto Nagoshi, Takuya Fukahori,

めに、塑性拘束補正係数χに関する平板モデル及び未照射材料の保守性を確

Temperature Region (Report 3)

Kimihisa Sakima, Mitsuru Ohata,認。係数を日本溶接協会規格原案として作成し、ASME Sec.XI、JSME 他の規Fumiyoshi Minami

格や基準に拡張することとし、規格案の主な構成も示した。

照射脆化

低合金鋼

破壊靭性評価

低拘束構造物の延性脆性遷移温度(DBTT)領域における破壊挙動を予測するた【調査結果】
Mitsubishi Heavy Industries、Osaka

課題整理表「経年劣化評価」の No.13 「亀裂先端拘束効果(構造健全性評価

Universityの高度化)」への取り組みに関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。
3.1.1(1)-18

表 3.1.1(1)-1 (2/5)

No.
6

タイトル

ASME PVP 2023 Pressure Vessels & Piping Conference 実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表

発表者／実施機関

劣化事象

材料

照射脆化

低合金鋼

分野・カテゴリー

概要／調査結果
FRACTESUS プロジェクトでは、小型試験片の破壊靭性評価技術の検証の基

Master Curve Evaluation Using

Frideriki Naziris,

Miniature C(T) Specimens as Part

Rebeca Hernandez Pascual,

礎を確立し、各国の規制当局の懸念に対応できるような規範や規格の変更を達of a Round Robin Program Within

Timo Metzler,

成するための実証を行うために、欧州と国際的な取り組みが行われている。本

the FRACTESUS Project

Ermile Gaganidze,

研究では、未照射 RPV SA508 Cl.3 材の Mini-C(T)破壊靱性データの予備的結Inge Uytdenhouwen,

果として、CIEMAT、KIT、SCK CEN、NRG の 4 機関が独自に試験して ASTM

Murthy Kolluri

E1921 規格に従って T0 を決定し、その結果を比較検討している。

破壊靭性評価【調査結果】
Nuclear Research & consultancy

課題整理表「経年劣化評価」の No. 3 衝撃試験の代替試験法の整備(小型破Group (NRG)など多数

壊靭性試験片(Mini-C(T)試験片))」の取り組みに関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。

7

4 種類の RPV 鋼の Mini-C(T)試験片の破面において、走査型電子顕微鏡(SEM)

Fractography of Neutron

Aniruddh Das, Paul Chekhonin,

Irradiated RPV Steels - A

Mario Houska, Florian Obermeier,を用いて破面開始因子の位置を記録し、中性子照射や側面の溝加工による影響

Comparison of Shift in Reference

Eberhard Altstadt

を調べ、脆化した RPV 鋼の延性が増加した主な原因は、照射誘起硬化の低下

照射脆化

低合金鋼

破壊靭性評価Temperature and Net Hardeningと、温度上昇に伴う降伏強度の低下であることを報告、延性破壊面だけで材料
Helmholtz-Zentrum Dresden-の脆化を解釈する場合には注意が必要であるとしている。

Rossendorf、Framatome GmbH

【調査結果】
課題整理表「経年劣化評価」の No. 3 衝撃試験の代替試験法の整備(小型破壊靭性試験片(Mini-C(T)試験片))」の取り組みに関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。

8

Literature Review on Testing of

Marcos Sanchez, Sergio Cicero, Sergio

Mini-CT Specimen to Characterize

Arrieta

照射脆化

低合金鋼

破壊靭性評価関連し、文献に見られる知識を集約しこの種の試験片を試験する際のベストプ

the Ductile-to-Brittle Transition
Range and the Upper Shelf Regime

Mini-C(T)試験片(厚さ 4mm のコンパクトな引張試験片)の MC アプローチにラクティスを明らかにすることを意図している。試験片の形状、側面の溝の使

LADICIM, University of Cantabria

用、変位の測定(前面対荷重線)、試験中のさまざまな条件(試験温度の選択など)の影響について分析し、議論する。
【調査結果】
課題整理表「経年劣化評価」の No. 3 衝撃試験の代替試験法の整備(小型破壊靭性試験片(Mini-C(T)試験片))」の取り組みに関連する内容であるが、新規課
題を提示するものではない。

9Mini-C(T)などの破壊靭性試験片を用いて、き裂の曲率が破壊靱性(KJc)評価やAnalysis of the Effect of Pre-Crack

Masaki Shimodaira, Yoosung Ha,

Curvature in Mini-C(T) Specimen

Hisashi Takamizawa, Jinya

To 決定に及ぼす影響を評価した。ASTM E1921 及び JEAC4216 におけるきon Fracture Toughness Evaluation

Katsuyama, Kunio Onizawa

裂前曲率の必要性に関する定量的な情報を提供するために、ワイブル応力解析

照射脆化

低合金鋼

破壊靭性評価を含む有限要素解析(FEA)を実施。
Japan Atomic Energy Agency【調査結果】
課題整理表「経年劣化評価」の No. 3 衝撃試験の代替試験法の整備(小型破壊靭性試験片(Mini-C(T)試験片))」の取り組みに関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。
3.1.1(1)-19

表 3.1.1(1)-1 (3/5)

No.
10

タイトル

ASME PVP 2023 Pressure Vessels & Piping Conference 実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表

発表者／実施機関

劣化事象

材料

Assessment of the Need toMark Kirk, Arjorie Erickson,

照射脆化

低合金鋼

Consider HAZ Properties as Part

Elliot J. Long

分野・カテゴリー
健全性評価

概要／調査結果
数カ国の既存の HAZ 要件のレビューと、HAZ データを母材及び溶接金属デー
タと比較しての包括的な分析を行う。この分析により、HAZ 材料は、より不確

of RPV Integrity Management

実性が高いとはいえ、母材に対する既存の予測モデルで十分にモデル化された
Phoenix Engineering Associates, Inc.

速度で脆化することが実証された。調査されたサーベイランス・データのうち、(PEAI)Electric Power Research

HAZ の T41J が母材の T41J を上回ったのは 1% 未満であったとの報告もある。

Institute【調査結果】
課題整理表「経年劣化評価」の No. 4「熱影響部(HAZ)監視試験の頻度の見直し」の取り組みに関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。

11

G. Bonny, E. Altstadt, P. Arffman, S.

Project: Round Robin on

Cicero, F. Obermeier, T. Petit, H.

ドロビンの概要を述べている。

Unirradiated Materials

Swan, R. Chaouadi, E. Gaganidze, B.

【調査結果】

照射脆化

低合金鋼

破壊靭性評価Hargitai, M. Kolluri, R. Kopriva, P.

課題整理表「経年劣化評価」の No. 3 衝撃試験の代替試験法の整備(小型破Rozsahegyi, M. Serrano, P. Spatig, I.

壊靭性試験片(Mini-C(T)試験片))」の取り組みに関連する内容であるが、新Uytdenhouwen, H. Wilcox, M.

規課題を提示するものではない。

Yamamoto
12

本論文では、未照射材料の破壊靱性試験と MC の適用に関する研究室間ラウン

Present Status of the Fractesus

SCK CEN など多数

Evaluation of Crack Initiation

Satoshi Miyashiro, Takayuki Sakai,

Probability by FERMAT Code in

Masaki Nagai, Masato Yamamoto

入は、日本では実現していない。本研究では、日本の RPV を対象としたモデConformity With the Procedure byCentral Research Institute of Electric

ルケースを用いて、FERMAT による計算結果を日本の別の PFM コード

a Japanese Industrial PFM

Power Industry (CRIEPI)PASCAL4 と比較。

照射脆化

低合金鋼

健全性評価

Guideline

原子炉圧力容器(RPV)の健全性評価基準における確率論的破壊力学(PFM)の導【調査結果】
課題整理表「経年劣化評価」の No.11 「PFM を活用した構造健全性評価方法の確立(構造健全性評価の高度化)」への取り組みに関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。

13

構造用鋼 S275JR の破壊特性評価結果(T0)について、従来の標準化されたコン

Fracture Characterization of

Marcos Sanchez, Sergio Cicero, Borja

Structural Steel S275JR Using

Arroyoパクトテンション(CT)試験片、Mini-C(T)試験片、SP 試験片を用いて得られた

Conventional CT Specimens, Mini-

LADICIM, University of Cantabria

結果を概説する。ここでは、この特殊な構造用鋼について、小型化した試験片

照射脆化

低合金鋼

破壊靭性評価CT Specimens and Small Punchを使用することにより、従来の大型試験片から得られた値に匹敵する T0 推定

Specimens: A Comparison

値が得られること、また、MC アプローチが DBTZ(Ductile-to-Brittle Transition
Zone)における破壊挙動を正確に反映することを示す。

【調査結果】
課題整理表「経年劣化評価」の No. 3 衝撃試験の代替試験法の整備(小型破壊靭性試験片(Mini-C(T)試験片))」の取り組みに関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。

3.1.1(1)-20

表 3.1.1(1)-1 (4/5)

ASME PVP 2023 Pressure Vessels & Piping Conference 実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表

No.

タイトル

14

A Review of Current Best Practice

Steven X. Xu, David L. Rudland,for Validation of Probabilistic

Douglas A. Scarth

する現在のベストプラクティスのレビューをまとめている。レビューは公開文

Fracture Mechanics Codes for

Kinectrics Inc., U.S. Nuclear

献で入手可能な情報に基づいている。

Assessment of Nuclear Structural

Regulatory Commission,【調査結果】

発表者／実施機関

劣化事象

材料

照射脆化

低合金鋼

分野・カテゴリー
健全性評価

概要／調査結果
この会議論文は、原子力構造物の健全性評価のための PFM コードの検証に関

課題整理表「経年劣化評価」の No.11 「PFM を活用した構造健全性評価方

Integrity法の確立(構造健全性評価の高度化)」への取り組みに関連する内容であるが、新規を課題提示するものではない。
15

PVP2022-82754 で、均質な材料を対象としたマスターカーブ KJc 試験におTest Temperature Selection

Masato Yamamoto, Mark Kirk

Procedures for Small Specimen

Central Research Institute of Electric

いて、次の試験温度を選択するための簡単で客観的な手順が提案されており、Master Curve Tests Considering

Power Industry (CRIEPI)

厚さ 4mm の小型試験片を対象とした低い KJclimit の試験においてわずか

照射脆化

低合金鋼

破壊靭性評価the Possibility of Inhomogeneous

12 個の試験片で信頼性が高く有効な To を得られることが示された。本研究

Materials

では、理想的なバイモーダル KJc データセットからモンテカルロ分析を実施
し、提案された試験温度選択手順のバイモーダル材料に対しての有効性を検討、衝撃試験の代替試験法の整備(小型破壊靭性試験片(Mini-C(T)試験片))への取り組みについての報告である【調査結果】
課題整理表「経年劣化評価」の No. 3 衝撃試験の代替試験法の整備(小型破壊靭性試験片(Mini-C(T)試験片))」の取り組みに関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。

16

Consideration of Geometrical

Jules Louerat, Olivier Ancelet,

Effect in Fracture Mechanics

Stephane Marie, Stephane Chapuliot,

ために、破壊力学評価に適用可能な手法を提案することである。

Assessment for a Vessel Low Alloy

Anna Dahl【調査結果】Steel

Framatome、EDF

照射脆化

低合金鋼

破壊靭性評価

本研究の最終目標は、破壊確率や統計的手法を考慮せずにマージンを獲得する

課題整理表「経年劣化評価」の No. 13 「亀裂先端拘束効果(構造健全性評
価の高度化)」への取り組みに関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。

17

POST IRRADIATION

Timothy G. Lach

照射脆化

ステンレ

実機 PWR バッフ

ウエスチングハウス社製の 2 ループダウンフロー型 PWR から 2 本の高フルエ

EXAMINATION OF

Oak Ridge National Laboratory (USA)

IASCC

ス鋼

ルフォーマ―ボルンス 316 ステンレス鋼バッフルフォーマーボルトを取り出し、機械的試験と微PRESSURIZED WATER

ト照射影響ミクロ

細構造解析のために切断し調査した結果の報告。

REACTOR STAINLESS STEEL

組織【調査結果】

INTERNAL COMPONENTS

課題整理表「経年劣化評価」の No.28.29.30 IASCC-P1,P2,P3 の PWR のIASCC への取り組みに関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。

3.1.1(1)-21

表 3.1.1(1)-1 (5/5)

No.
18

タイトル

ASME PVP 2023 Pressure Vessels & Piping Conference 実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表

発表者／実施機関

劣化事象

材料

分野・カテゴリー

概要／調査結果

健全性評価(設計疲

最近、日本機械学会発電設備規格委員会の疲労評価小委員会は、日本機械学会

労線図)の環境疲労評価に関する 3 つの技術項目を作成・承認し、2022 年版の改訂にTechnical Revisions of JSME

Seiji Asada, Takao Nakamura,

Environmental Fatigue Evaluation

Masayuki Kamaya, Yukio Takahashi

MethodMitsubishi Heavy Industries, Ltd.,

組み込まれる予定である。1 つは、改訂された設計疲労曲線を導入すること；

Kobe, Japan

2 つは、PWR 構造物の環境疲労寿命補正係数の改訂；3 つは、環境疲労評価の

疲労

全体

ための欠陥許容アプローチである。本稿では、上記 3 項目について紹介する。
【調査結果】
日本機械学会発電設備規格委員会の疲労評価小委員会における日本機械学会の環境疲労評価に関する取り組みの紹介で、課題整理表「経年劣化評価」の No.1 低サイクル疲労 設計疲労線図及び環境疲労評価手法の高精度化への取り組みに関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。
ステンレ

健全性評価(試験片INCEFA-SCALE の 目 的 は 、 環 境 疲 労 (EAF ： Environmentally Assisted

ス鋼と実機環境の差)

Fatigue)を受ける原子力発電所部品の寿命予測精度を向上させることである。

除INCEFA-SCALE (Increasing

Alec McLennan, Roman Cicero, Jack外

Safety in NPPs by Covering Gaps

Beswick, Stephan Courtin, Zaiqing

in Environmental Fatigue

Que, Sergio Cicero

この論文では、プロジェクトの最初の 2 年間の進捗状況を概説する。

Assessment - Focusing on Gaps

Jacobs【調査結果】

Between Laboratory Data andWarrington, UK

疲労

INCEFA-SCALE プロジェクトの最初の 2 年間の進捗状況の概説であり、新Component-Scale)19

規課題を提示するものではない。

Very Low Cycle Fatigue Evaluation

Jong-Min Lee, Yun-Jae Kim, Hyun-of Pipe Elbow and Experimental

Seok Song, Jin Weon Kim

Validations: I- Quasi-Static Cyclic

Department of Mechanical

Sec.VIII に示される局所破壊の許容基準とボイド成長・収縮モデルを考慮(地Loading Test

Engineering, Korea University, Seoul,

震による過大荷重を想定)。

South Korea【調査結果】

疲労

低合金鋼

健全性評価(低合金

本論文では、ひずみベースによる繰返し面内曲げ荷重を受ける配管エルボの超鋼)

低サイクル疲労寿命を評価。ひずみに基づく評価法では、ASME BPVC

課題管理表「経年劣化評価」の No.1 設計疲労線図及び環境疲労評価手法の高精度化に関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。

3.1.1(1)-22

表 3.1.1(1)-2 (1/5)

ENVDEG 2022

実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表(20th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors)

No.

タイトル

1

Effect of Thermal Aging on theMicrostructure

and発表者／実施機関
Caitlin Huotilainen

劣化事象
熱時効

Mechanical

Properties of High-Ni and Ni-Base

材料

分野・カテゴリー

ニッケル

690 合金、
XH35BT<80 年超運転のセッション>

基合金

熱時効

実機材を活用した研究の取り組みについての紹介。690 合金、XH35BT のミク

LRO

ロ組織、硬さに対する LRO の影響を調査したものである。690 合金及びVTT (Finland)

概要／調査結果

XH35BT に対し 400℃で 1 万時間及び 1.5 万時間の熱時効を施した結果、熱Alloys

時効によりいずれの材料も硬さが明確に増加し、最大で 20%の冷間加工に相当する硬さまで増加すること、ミクロ組織と硬さの増加に関しては明確な相関は認められなかったことを報告。
【調査結果】
課題管理表「経年劣化評価」に令和 5 年度に No. R5-10 として、追加した
PWR 一次冷却系 690 合金使用部の Ni 基合金の熱時効 熱時効評価手法の高度化に関連する内容である。
2

Long Range Ordering in Thermally

Daniel Brimbal

熱時効

Treated and Cold-Worked Alloy 690

ニッケル690 合金<80 年超運転のセッション>

基合金

熱時効

冷間加工した TT690 合金の LRO に関する研究。SG 伝熱管を研究対象とし

LRO

690 合金の LRO を調査したものである。690 合金において、420℃で 60,000h

Framatome (France)

以上の熱時効条件のみ LRO を確認した。330℃の温度では 80 年の運転期間でも LRO が生じる可能性が低いことを示したうえで、P 含有量が 0.03wt%以上だと LRO が生じる可能性があることを報告。
【調査結果】
課題管理表「経年劣化評価」に令和 5 年度に No. R5-10 として、追加した
PWR 一次冷却系 690 合金使用部の Ni 基合金の熱時効 熱時効評価手法の高度化に関連する内容である。
3

Long-Term Performance of Alloy

Bogdan Alexandreanu

690 In LWR Environments
Argonne National Laboratory (USA)

SCC

ニッケル

690 合金<80 年超運転のセッション>

熱時効

基合金

SCC 進展特性

690 合金の SCC 進展特性に及ぼす LRO の影響に関する研究。
690 合金の SCC

熱時効進展特性に及ぼす LRO の影響を調査したものである。60 年の運転期間に相当

LRO

する熱時効(400℃で 29,445h 及び 370℃で 74,808h)を施した 690 合金において、SCC 進展速度に明確な差異は認められなったことを報告。
【調査結果】
課題管理表「経年劣化評価」に令和 5 年度に No. R5-10 として、追加した
PWR 一次冷却系 690 合金使用部の Ni 基合金の熱時効 熱時効評価手法の高度化に関連する内容である。

3.1.1(1)-23

表 3.1.1(1)-2 (2/5)

ENVDEG 2022

実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表(20th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors)

No.

タイトル

4

Long-Term Performance of High-

発表者／実施機関
Bogdan Alexandreanu

Cr, Nickel-Based Weld Alloys In
LWR Environments

劣化事象

材料

分野・カテゴリー

概要／調査結果

SCC

ニッケル

152 合金<80 年超運転のセッション>

熱時効

基合金

熱時効

152 合金の LRO に関する研究。60 年の運転期間に相当する熱時効を施した

LRO

152 合金のミクロ組織及び SCC 試験について報告。

Argonne National Laboratory (USA)【調査結果】
課題管理表「経年劣化評価」に令和 5 年度に No. R5-10 として、追加した
PWR 一次冷却系 690 合金使用部の Ni 基合金の熱時効 熱時効評価手法の高度化に関連する内容である。
5

StressCorrosion

Cracking

Siddharth Suman

Behaviour of Thermally Aged Alloy
182

SCC

ニッケル

182 合金<80 年超運転のセッション>

熱時効

基合金

SCC 進展特性

182 合金の SCC 進展特性に及ぼす熱時効の影響に関する研究。PWR 環境下に熱時効

おける 182 合金の SCC 特性に及ぼす熱時効の影響を調査したものである。

PSI (Switzerland)

400℃で 5500h(274℃で 162 年、320℃で 16 年相当)までの熱時効材を用いてSCC 試験を実施した結果、SCC 発生応力の閾値及び SCC 進展速度は、熱時効材の方が As-weld 材より僅かに低い結果を報告。
【調査結果】
課題管理表「経年劣化評価」に令和 5 年度に No. R5-10 として、追加した
PWR 一次冷却系 690 合金使用部の Ni 基合金の熱時効 熱時効評価手法の高度化に関連する内容である。
6

Long-Term Aging Behavior of Cold-

Ziqing Zhai

Worked Alloy 690 In Simulated
PWR Primary Water

PNNL (USA)

SCC

ニッケル

690 合金系<80 年超運転のセッション>

疲労

基合金

SCC 進展特性

PWR 環境下における 690 合金系材料の SCC 進展特性、疲労進展特性に及ぼ

疲労進展特性す LRO の影響に関する研究。60 年相当の熱時効と 40dpa の照射を施した材

熱時効料において、未時効材と比較して、ミクロ組織変化及び疲労特性、腐食疲労特

熱時効性、SCC 進展速度に認められなかったと報告。
【調査結果】
課題管理表「経年劣化評価」に令和 5 年度に No. R5-10 として、追加した
PWR 一次冷却系 690 合金使用部の Ni 基合金の熱時効 熱時効評価手法の高度化に関連する内容である。
7

Discussion

on

Long

Range

Yun Wang

Ordering of Ni-Based Alloys Usedin BWR Environment

Hitachi (Japan)

SCC

ニッケル

690 合金、52 合金<80 年超運転のセッション>

熱時効

基合金

SCC 特性BWR 環境下における 690 合金及び 52 合金の SCC 進展特性に及ぼす LRO の熱時効影響に関する研究で、シャルピー衝撃値、硬さを調査したものである。40 年相LRO

当の熱時効(380℃で 8264h まで)において顕著な硬さ増加、シャルピー値の低下は認められなかったと報告。
【調査結果】
課題管理表「経年劣化評価」に令和 5 年度に No. R5-10 として、追加した
PWR 一次冷却系 690 合金使用部の Ni 基合金の熱時効 熱時効評価手法の高度化に関連する内容である。
3.1.1(1)-24

表 3.1.1(1)-2 (3/5)

ENVDEG 2022

実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表(20th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors)

No.

タイトル

8

The Complexity and Challenges of
Irradiation-Induced

発表者／実施機関
Mihail Merezhko

劣化事象

材料

照射脆化

ステンレ

高速炉

<80 年超運転のセッション>

ス鋼

照射影響

ナトリウム冷却型高速炉での照射によるミクロ組織への影響に関する研究。照ミクロ組織

射速度~1×10-6dpa/s にて 57dpa まで照射されたオーステナイト系ステンレス

Phase

Instability Phenomenon in Nuclear

lnsitute of Nuclear Physics

Power Plant Components(Kazakhstan)

分野・カテゴリー

概要／調査結果

鋼において、照射により粒界上に Fe リッチなフェライト相が析出することを確認し、エッチング試験の結果から同相により粒界酸化を加速する可能性を報告。
【調査結果】
ナトリウム冷却型高速炉での照射による劣化事象に関する研究であり、対象外。

9EPRI's Approach to Longer Term

Emma Wong

Operations
EPRI (USA)

長期運転<80 年超運転のセッション>

照射脆化

ステンレ

IASCC 等ス鋼

80 年超の長期運転に向けた取り組みや課題について、EPRI のアプローチの紹

(総括的な

ニッケル

介。

内容)

基合金等

原子炉容器及び内部のケーブル、コンクリート、金属の経年劣化管理活動に関する EPRl 研究プログラムは、より長期間の安全運転を維持しながら、タイムリーに知識のギャップを積極的に特定し対処するアプローチであることとし、EPRI が高経年化管理活動を管理し、その改善を推進するための PDCA サイクルなどを紹介。
【調査結果】
実施機関における長期運転に向けた取り組みについて紹介であり、長期運転移管する経年劣化管理への取り組みとして参考となる。ただし、新規課題を提示するものではない。

10

LWR Aging Management for Life

Thomas Rosseel

Beyond 80
ORNL (USA)、PNNL (USA)

長期運転<80 年超運転のセッション>

照射脆化

ステンレ

IASCC 等ス鋼

長期運転に向けた取り組みとして、80 年を超えて予想される電力需要を満た

(総括的な

ニッケル

すために、どのような問題、方法、スケジュールを考慮する必要があるかを評

内容)

基合金等

価することが適切であるとし、これらの疑問に対処するために、新設炉や新型炉を含む軽水炉の電気容量と予測容量の見直しなど既知及び可能性のある問題に焦点を当て、材料劣化評価を踏まえて提言を述べている。
【調査結果】
実施機関における長期運転に向けた取り組みについて紹介である。ただし、新規課題を提示するものではない。

3.1.1(1)-25

表 3.1.1(1)-2 (4/5)

ENVDEG 2022

実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表(20th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors)

No.

タイトル

11

Regulatory Research on the Aging

発表者／実施機関

Managementof

Systems,

Components

andMark Yoo

Structures,in

USNRAC (USA)

Nuclear Power Plants Supporting

劣化事象

材料

分野・カテゴリー

照射脆化

ステンレ

IASCC 等ス鋼

長期運転に向けた取り組みへの規制の観点からの提言であり、経年劣化の発

(総括的な

ニッケル

生・進展や、その他の潜在的な劣化モードに関する機構論的理解の開発など、

内容)

基合金等

原子炉容器内部の経年劣化管理に関連する現在進行中の規制研究に焦点を当

長期運転

概要／調査結果<80 年超運転のセッション>て、特に寿命 80 年を超える運転でより重要となる可能性のある問題に焦点をLong Term Operation

当てている。個別の課題ではなく、材料と経年劣化に関する NRC の研究目的
は、長期運転における経年劣化管理に関連する既存のデータや技術基盤における不確実性や知識のギャップを特定し、それに対処することであり、この作業は、経年劣化管理に関連する現行の規制ガイダンスの妥当性を評価し、強化または新規の規制ガイダンスが必要かどうかを判断するために重要であるとしている。この作業により、長期運転期間中の経年劣化管理に関する NRC 規制
ガイダンスのより包括的でリスク情報に基づいた技術的基盤が得られ、NRCの許認可及び監視活動を支援するとともに ILTO 期間を通じて経年劣化が適切に管理されることを合理的に保証するとしている。
【調査結果】
長期運転に向けた取り組みへの規制の観点からの提言であり、研究の推進等に参考となる。ただし、新規課題を提示するものではない。
12

U.S. Perspective on Harvesting andMatthew Hiser

Approach of Aged Components to
Improve

Materials

Knowledge
Management

andDegradation

Inform

Aging

照射脆化

ステンレ

実機材

<80 年超運転のセッション>

IASCC 等

ス鋼

廃炉材

実機材及び廃炉材を活用した研究の取り組みについての紹介として、材料の劣

USNRC (USA), INL (USA), EPRI

低合金鋼化に関する知見の向上のため、照射された実機材と未照射アーカイブ材の価値

(USA)

等

と展望を紹介。また、実機採取には費用と時間がかかるため、その価値が最も高い技術課題に焦点を当て、可能な限り複数の組織と協力してリソースを最適に活用することが不可欠であるとし、国際的にいくつかの実機材採取の取り組
みが進行中で、最適な劣化条件と材料を有する原子力プラントからの更なる実機材採取は、規制と産業界の合意を更に導く助けとなると展望を示した。
【調査結果】
実施機関における廃炉材を活用した長期運転に向けた取り組みについての紹介であり、本事業に関連する文献ではあるが、新規課題を提示するものではない。

3.1.1(1)-26

表 3.1.1(1)-2 (5/5)

ENVDEG 2022

実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表(20th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors)

No.

タイトル

13

Examination Of IASCC In 304

発表者／実施機関
Matthew Olszta

劣化事象
IASCC

Stainless Steel Core Shroud From A
Commercial Boiling Water Reactor

材料分野・カテゴリー

概要／調査結果

ステンレ

実機材

実機 BWR の IASCC が確認された 304 製のコアシュラウド(~3.5dpa)を採取

ス鋼

シュラウド

し、STEM 及び APT を用いてミクロ組織及び亀裂の詳細調査を実施。照射誘

PNNL (USA), EPRI (USA)起偏析や亀裂の酸化挙動に関する考察をまとめている。また、まとめとして、
直接相関測定から得られた腐食前線と粒界化学の観点から、STEM と APT の(BWR)

定量的能力と限界について議論。
【調査結果】
課題管理表「経年劣化評価」No.20 BWR 炉内構造物(炉心シュラウド等)のIASCC「IASCC 発生メカニズム解明」に関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。
14

Cracking

Behavior

Of

Yiren Chen

Decommissioned Baffle Plates In
Light Water Reactor Environment

Argonne National Laboratory (USA),
US NRC (USA)

IASCC

ステンレ

廃炉材

スペインの廃炉 PWR の Zorita(38 年運転)からコアバレル(0.06~48dpa)を採取

疲労

ス鋼

コアバレル

し、IASCC 進展特性、疲労進展特性、破壊靭性を調査した報告。照射による疲

照射脆化

労進展速度の差異は認められなかった。SCC 進展速度は、低い K 条件では照射による差異は認められなかった一方で、高い K 条件かつ高い照射量では進展速度が 1~2 桁高くなる結果が認められた。破壊靭性は照射量の増加に伴い明確に低下した。靭性低下が SCC 進展速度の増加に寄与したと考えられると報告。
【調査結果】
課題管理表「経年劣化評価」に令和 5 年度に No. R5-8 として追加した PWR
炉内構造物(炉心そう)の IASCC 進展評価に関連する内容である。

3.1.1(1)-27

表 3.1.1(1)-3 (1/2)

ENVDEG 2023

実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表(21st International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors)

No.

タイトル

1

Interim Result of a Detailed

発表者／実施機関

劣化事象

Yasufumi Miura

SCC

Investigation on a Cracked
Pipe Weld in the Pressurizer

Central ResearchInstitute

Spray Line of a PWR in Japan

Electric Power Industry (Japan)

材料分野・カテゴリ

概要／調査結果

ース テンレ

実機 PWR日本の PWR(大飯 3 号機)加圧器スプレイライン配管で発生した亀裂に対する 2022

ス鋼

スプレイライン

年の経済産業省プロジェクト※における観察結果をまとめたもの。2020 年に日本の配管

PWR の加圧器スプレイライン配管の溶接部に円周方向のき裂が発見された亀裂に亀裂調査

ついて、実機損傷部位を採取して実施した詳細調査についてまとめている。

of※：原子力の安全性向上に資する技術開発事業(原子力発電所の長期運転に向けた髙経年化対策に関する研究開発)【調査結果】
課題管理表「日常保全」に令和 5 年度に No.13 より拡張し No. R5-24 として追加した PWR 一次系機器 ステンレス鋼の IGSCC(発生・進展メカニズム検討)に関連する内容である。
2

Crack

GrowthRateinAnders Jenssen

IASCC

Irradiated Core Barrel Weld
and Heat-Affected Zone in

ス テンレ

廃炉材

Zorita 原子炉の炉心そうから採取した実機材より溶接金属及び溶接熱影響部試験片

ス鋼

コアバレル

を加工して、模擬 PWR 一次冷却水中で亀裂進展速度(CGR)試験を実施し、熱脆化とIASCC 進展特性

照射脆化の相乗効果について検討。EPRI の材料信頼性プログラム(MRP)は、ステン

Studsvik Nuclear AB(Sweden)

PWR Primary Water

レス鋼溶接部と熱影響部の応力腐食割れに対する中性子束の影響と、熱脆化と照射脆化の相乗効果について知見拡充が必要な分野として選定。
【調査結果】
課題管理表「経年劣化評価」に令和 5 年度に No. R5-8 として追加した PWR 炉内
構造物(炉心そう)の IASCC 進展評価(IASCC 進展特性データの取得)に関連する内
容である。

3

Post Irradiation ExaminationofHarvested

PWR

ス テンレ

実機 PWR

実機 PWR から採取したバッフルフォーマ―ボルト(照射量：15~29dpa)の材料特性、

ス鋼

バッフルフォー

ミクロ組織の調査。照射硬化、脆化、照射による転位ループ、キャビティの形成、照Oak Ridge National Laboratory

マ―ボルト

射誘起偏析(RIS)、照射誘起析出(RIP)、Cu/Ni-Si/Cr-Mo-P 相の形成を確認し、これ(United States)

照射脆化

らの調査結果は文献で報告されたものと大きな違いはないことを報告。

Xiang (Frank) Chen

BaffleFormer Bolts

照/IASCC

射【調査結果】
課題管理表「経年劣化評価」No.28，29，30 の PWR バッフルフォーマーボルト
等の IASCC に関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。
4Developmentof

Fatigue

Glenn, White

Crack Growth Rate Equations
for Ni-Base Alloys

疲労

ニ ッケル

健全性評価(き裂本研究では、現在 ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section XI にある Alloy

基合金

進展)

600 の疲労き裂進展速度(FCGR)式をより広範な実験データベースを用いて再評価

Dominion Engineering, Inc.

した。さらに、公開されている実験データを用いて、大気中、BWR、PWR 環境に(United States)

おける Alloy 690、82/182、及び 52/152/改良合金の新しい FCGR 式を開発した。
【調査結果】
課題整理表「経年劣化評価」の No.1 低サイクル疲労 設計疲労線図及び環境疲労評価手法の高精度化への取り組みに関連する内容であるが、新規課題を提示する
ものではない。
3.1.1(1)-28

表 3.1.1(1)-3 (2/2)

ENVDEG 2023

実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表(21st International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors)

No.
5

タイトル
Experimental

発表者／実施機関

investigation

劣化事象

Mustafa, Subasic

疲労

and modelling approach of
corrosion

fatigueof

ス テンレ

分野・カテゴリRoyal

Institute

健全性評価

本研究では LWR 環境下でのステンレス鋼の腐食疲労に関する実験調査及びモデル手法についての検討である。

of【調査結果】

Technology (Sweden)

実験調査及びモデル手法についての検討であり、新規の経年劣化事象や、すでに

LWR water environment
6

概要／調査結果

ース鋼

304L KTH

stainless steel in simulated

材料

リストアップした課題に対し、新規課題を提示するものではない

Investigating the Effect ofBen, Howe

Temperature and Rise Time

疲労

ステン
レス鋼

健全性評価

本研究では、疲労き裂進展速度(FCGR)に及ぼす温度の影響を調査した。FCGR 試験
は、とくに 100℃以下の温度を中心に種々な温度で実施した。その結果、低温下でのon the Fatigue Crack Growth

University of Manchester

FCGR は高温でのアレニウス挙動から外挿による予測されるよりも大きいことが明Rates of Austenitic Stainless(United Kingdom)

らかになり、材料、変形、環境の複雑な相互作用が示唆された。

SteelOperatingHydrogenated Water

in【調査結果】
課題整理表「経年劣化評価」の No.1 低サイクル疲労 設計疲労線図及び環境疲労評
価手法の高精度化への取り組みに関連する内容であるが、新規課題を提示するものではない。

3.1.1(1)-29

(2) 実機材料を用いた材料健全性研究に関する国内の計画・実施状況の調査
1) 日常保全「配管減肉」
国外最新研究開発動向調査と同様に、以下の新たな知見・研究が必要な減肉管理上の課題について調査した。
測定困難部位の減肉管理に関する研究
配管減肉予測手法の適用に関する研究
暫定漏洩許容に関する研究① 測定困難部位の減肉管理に関する研究
JSME 減肉管理規格(2006 年版)の技術評価文書[3.1.1(2)-1]における留意事項の 1 つである「配管分岐合流部の穴の周囲の肉厚管理」に関連する文献として以下があった。
渡辺 瞬ら，実機プラントにおける T 管合流部の減肉推定手法の簡略化，日本機
械学会 2023 年度 年次大会[3.1.1(2)-2]
本文献は、測定困難部位の 1 つである補強板を有する T 管合流部の補強板下の減肉管理を可能とするために、当該部の減肉状況を推定する手法を提案している一連の文献となっている。文献では、T 管合流部周辺の減肉分布を流動解析や減肉予測技術によって評価し、それを合流部からの距離との相関式として整理している。この相関式と、補強板周辺の測定可能な位置における実測減肉率を組み合わせることで、補強板
下の減肉率の最大値を推定する手法を提案している。更に、この推定手法は実機プラ
ントでの T 管周辺の詳細な減肉測定結果との比較を通じて補正を行っており、実機プ
ラント条件において補強板下部の減肉率を保守側に推定可能なものとしている。本文
献で検討している課題は腐食劣化(配管減肉)の課題整理表の(腐食劣化-4)に整理済である。
内山 雄太ら，配管減肉予測ソフトウェア FALSET における FAC 予測モデルの検証(第二報)，日本機械学会 2015 年度年次大会[3.1.1(2)-3]
本文献は、T 管補強板下部以外の測定困難部位である T 継手の肩部(クロッチ)の減
肉傾向について、流動解析を活用した減肉評価研究を行ったものである。評価の結果、T 継手の合流部ではクロッチ部にも顕著な減肉傾向があることが分かったため、T 管と同様に、体系的な整理によるクロッチ部の減肉推定手法の構築が必要と考えられる。
本文献で検討している課題は腐食劣化(配管減肉)の課題整理表の(腐食劣化-4)に整理済である。
② 配管減肉予測手法の適用に関する研究「保全重要度」に関連して、配管損傷リスクを考慮した保全管理の導入検討に関する文献に以下があった。
「発電プラントにおける高温流体の漏洩を想定した皮膚内の熱伝導解析評価」、日本機械学会 第 27 回動力・エネルギー技術シンポジウム[3.1.1(2)-4]
上記の文献は、国外文献調査と同様に、「保全重要度」を活用した減肉管理について

3.1.1(2)-1

検討をしているものである。本文献で検討している課題は腐食劣化(配管減肉)の課題整理表の(腐食劣化-2)に整理済である。
③ 暫定漏洩許容に関する研究(国内最新研究開発動向調査)
暫定漏洩許容に関する研究は、前項の国外文献調査に示すように、ASME PVP2023
で発表されている [3.1.1(1)-9] 。
2) 経年劣化評価事象(日常保全 SCC を含む)[国内最新研究開発動向調査]「経年劣化評価事象」及び「日常保全」のうち SCC に関する近年の新たな研究や、重要な知見に関する文献に対し、長期運転を含め、実機材を活用した材料健全性に関する新たな知見・研究について調査した。対象とした劣化事象を以下に示す。
中性子照射脆化
低サイクル疲労IASCC、SCC
ステンレス鋳鋼の熱時効
本項の国内動向調査では、日本原子力学会と保全学会の学術講演会等を調査した。
それぞれの大会と講演会について、長期運転を含め、実機材を活用した材料健全性に関する主要な発表を調査した。
① 日本原子力学会 2023 年春の年会
2023 年春の年会は、2023 年 3 月 13 日(月)～15 日(水)にかけて、東京大学駒場キャンパスで開催された。
長期運転を含め材料健全性に関する主要な発表を表 3.1.1(2)-1 に示す。同表には文献の件名と著者、論文概要と課題管理表への反映要否として【調査結果】を示している。該当する文献は 2 件あったが、同表に示すように文献で取り扱っている課題は各劣化事象でまとめた課題整理表に網羅されており、新しい劣化事象や、現在対象としている劣化事象に対し新しい課題となるような知見はなかった。また、実機材を活用した発表はなかった。
② 日本原子力学会 2023 年秋の大会
2023 年秋の大会は、2023 年 9 月 6 日(水)～8 日(金)にかけて、名古屋大学東山キャンパスで開催された。
長期運転を含め材料健全性に関する主要な発表を表 3.1.1(2)-2 に示す。同表には文献の件名と著者、論文概要と課題管理表への反映要否として【調査結果】を示している。該当する文献は 6 件あったが、同表に示すように文献で取り扱っている課題は各劣化事象でまとめた課題整理表に網羅されており、新しい劣化事象や、現在対象としている劣化事象に対し新しい課題となるような知見はなかった。また、実機材を活用した発表はなかった。
なお、企画セッション＞委員会セッション＞標準委員会にて、「安全な長期運転に向

3.1.1(2)-2

けた標準化活動」のセッションが企画され、
1.

安全な長期運転の体系：

関村 直人(東大)[3.1.1(2)-5]2.

PLM 分科会の取組：

鈴木 雅秀(長岡技科大)[3.1.1(2)-6]

3.

保守管理規程／指針の次回改定に向けた検討状況について：中川 和重(四国電力)[3.1.1(2)-7]

4.

村上 健太(東大)[3.1.1(2)-8]

長期運転体系検討タスクの取組：の講演があり、その後に NRA 及び ATENA も参画して総合討論が行われた。本講演
は、安全な長期運転に向けた標準化活動に対する産官学の取り組みに関する講演であり、課題管理表への反映等はないが、本事業に関連する講演として報告する。
③ 日本保全学会 第 19 回 学術講演会
日本保全学会の第 19 回学術講演会は、2023 年 8 月 27 日(日)～30 日(水)にかけて、
東北大学片平さくらホールと川内北キャンパスで開催された。
長期運転を含め材料健全性に関する主要な発表を表 3.1.1(2)-3 に示す。同表には文献の件名と著者、論文概要と課題管理表への反映要否として【調査結果】を示している。該当する文献は 6 件あったが、同表に示すように文献で取り扱っている課題は各劣化事象でまとめた課題整理表に網羅されており、新しい劣化事象や、現在対象としている劣化事象に対し新しい課題となるような知見はなかった。なお、実機材を活用した発表に以下の 2 件があった。
熊野 秀樹ら，高経年化に向けた１号機中性子照射量の検討(文献番号 No.1)[3.1.1(2)9]

実質 20 年ほど運転した浜岡原子力発電所１号と再稼働を待つ浜岡 4 号の中性子束について、ANISN による 1 次元計算と、DORT による 2 次元計算について比較し、今後の展開として、半径と周の R-θ 方向のアンジュレーションを考慮した 2 次元計算を実施して 1 号と 4 号の中性子束について比較検討を行うとしている。本発表は、「経年劣化評価」の課題管理表で No.6 の脆化予測式の高度化の課題に関連するが、新規課題を提示するものではない。
森 敦史ら，廃炉を活用した高ニッケル合金溶接部に対する炉外 UT の適用性研
究(経過報告)(文献番号 No.4) [3.1.1(2)-10]
浜岡原子力発電所第 1 号機シュラウドサポート高 Ni 合金溶接部の複数亀裂に対して炉外 UT を実施し、参画２機関による亀裂の検出結果のベンチマークより、炉外 UTが炉内 UT の継続検査として実機適用が可能な見込みが得られたと報告している。本論文は、国内 BWR 発電事業者及び国内プラントメーカの共同研究「廃炉を利用した
炉外 UT 精度の実施検証に関する研究」の得られた成果を経過報告としたものであり、産業界の実機材を活用した研究による課題への取り組みとして、「経年劣化評価」の課
題管理表で令和 5 年度に R5-14 の検査-B5 超音波探傷(UT)技術(検査技術の性能実証)の課題として追加した課題に対応する。

3.1.1(2)-3

④ 日本原子力学会学会誌(アトモス)への投稿(参考)2024 年 2 月(Vol.66)にて、産業界における「安全な長期運転に向けた経年劣化に関する知見拡充」について投稿があった[3.1.1(2)-11] [3.1.1(2)-12]。本投稿は、原子力エネルギー協議会(ATENA)によるもので、安全性を高い水準に維持しつつ長期に原子力発電所を運転していくためには、経年劣化事象に関する知見を継続的に更新・拡充していくことが必須とし、ATENA は「安全な長期運転に向けた経年劣化管理の取組」として、国内の経年劣化管理に係る取組と海外知見を比較分析し、その結果を踏まえ、「物理的な経年劣化」と「非物理的な経年劣化」の観点から従来の取組を強化すべく、ガイドラインの策定等に取組み、「物理的な経年劣化」に関する取組の 1 つとして、
ATENA では、経年劣化評価に関して今後知見拡充が必要と考えられる事項を抽出し、「安全な長期運転に向けた経年劣化に関する知見拡充レポート」として整理している。そのうち以下の第一稿[3.1.1(2)-11]では、経年劣化事象に関する米国知見調査を基にした知見拡充事項を、本第二稿[3.1.1(2)-12]では、同レポートのもうひとつの主要検討結果である取替困難機器に対し 60 年超の評価期間を想定した場合の知見拡充事項を報告している。
前者の第一稿[3.1.1(2)-11]では、米国の原子力発電所の運転延長について、運転認可更新(License Renewal : LR)の審査項目・内容に関する具体的な図書である標準審査指針(Standard Review Plan: SRP) 、この LR-SRP に対応して長期運転に関し想定される
経年劣化事象/影響、発生部位、管理手法等の情報を取り纏めた経年劣化管理に関する知見報告書(Generic Aging Lessons Learned : SR-GALL)と、現在、80 年迄の運転に対応する 2 回目の運転認可更新(Subsequent License Renewal : SLR)に対応する
SLR-SRP 、SLR-GALL が発行されており、LR-SRP と SLR-SRP の差分を中心に調査している。米国調査の結果は、PLM 実施基準[3.1.1-2]の「経年劣化事象一覧表」と比較検討し、この一覧表の事象、材料及び環境の組み合わせに合致しない項目を知見拡充事項として以下の 3 項目を抽出している。
PLM 実施基準 経年劣化事象一覧表に記載が無い事項
アルミ合金使用機器における孔食、隙間腐食、SCC
チタン合金使用の熱交換器伝熱管における SCC
炭素鋼製機器における埋設環境下で炭酸塩、重炭酸塩に曝される事による SCC
これらは、60 年超に関わらず顕在化する可能性のある経年劣化事象が LR-SRP 発
行後に新たに判明したため、最新図書である SLR-SRP に記載された事象であると考えられたこと、国内の原子力発電所で損傷事例は報告されておらず、国内 PLM では各発電所の個別の環境を考慮して上記とは異なる事象を抽出・評価し、それに応じて設備の健全性維持に必要な対応を取っている状況であること踏まえ、ATENA では
PLM 実施基準への反映検討について日本原子力学会 PLM 分科会へ提言した(現在同分科会で検討が行われている)。第二稿[3.1.1(2)-12]では、80 年の評価期間を想定した場合に、現状の PLM 評価の手法・データで、科学的・技術的に取替困難機器に対する評価

3.1.1(2)-4

が可能であるかを考察した結果、中性子照射脆化に関し知見拡充が望まれる以下の 2件が抽出されたとしている。
1.

JEAC4201 の適用上限の見直し
現行の JEAC4201[3.1.1(2)-13]における関連温度移行量及び上部棚吸収エネルギー
減少率の予測式には中性子照射量の適用上限があり、80 年の評価期間を想定する
場合は、個別プラントの稼働率や中性子束に依存するものの、適用上限を超える照射量を受けるプラントが出てくる可能性があること、引続き監視試験等による高照射領域のデータの拡充を行い、必要に応じ JEAC4201 の適用範囲上限の拡大に資するとしている。

2.

監視試験片再生等監視試験片の取り出しは技術基準規則[3.1.1(2)-14]、JEAC4201 及び運転期間延長
認可制度に基づき実施されているものの、建設時に装荷した監視試験片数には限りがあり、80 年を想定する場合には、監視試験を十分に確保するため、使用済監
視試験片の小型化再生や監視試験計画の高度化等、試験片の活用やその試験結果のデータの検証等について検討する必要があるとしている。
前者の「JEAC4201 の適用範囲上限の拡大」については、課題管理表「経年劣化評

価」の No.6 中性子照射脆化予測式の高度化の課題として、後者の「監視試験片再生等」については、課題管理表「経年劣化評価」の No.3 中性子照射脆化 監視試験片の不足(代替試験法の整備(試験片再生、小型シャルピー試験片、ミニチュア C(T)試験片))にリストアップされている。また、監視試験計画の高度化は、令和 5 年度に課題管理表「経年劣化評価」の No.R5-1 中性子照射脆化の課題として、監視試験片の不足(統合化監視試験プログラム(ISP)、追加監視試験計画(SSP)の課題としてリストアップされている。また、文献には、「経年劣化評価に関する取組中/取組予定の主要な知見拡充事項」として劣化事象に対して、信頼性向上の観点から経年劣化評価に関し取り組み中／取り組み予定の主要な知見拡充事項(2021 年度時点)が 14 項目示されているが、これらの知見拡充事項のうち、検討実施中、今後検討が開始される、あるいは検討予定の
事象は令和 5 年度に更新した課題管理表に網羅的に関連課題事項としてリストアップ済である。
⑤ 原子力規制庁 原子力施設等防災対策等委託費(実機材料等を活用した経年劣化評
価・検証)事業(原子炉圧力容器の健全性評価研究)
本事業では、本事業で課題整理表や安全研究マップでローリング対象としている「原子炉圧力容器の健全性評価研究」が実施されており、動向を調査した。本事業は令和 2
年度から令和 6 年度の事業で、原子炉圧力容器の健全性評価に係る研究である。原子
炉圧力容器 RPV の健全性評価として、中性子照射脆化の程度を予測するために、運転
期間中 RPV 内に設置された母材、溶接金属及び溶接継手の熱影響部(HAZ)の監視試
験片で実施するシャルピー衝撃試験結果から求めたシャルピー遷移温度 T41J を評価し3.1.1(2)-5

ている。本事業では、この T41J の照射前後の変化量(T41J 移行量：ΔT41J)に係る RPV
鋼の照射脆化予測方法を含む、RPV 健全性評価方法の保守性、及び RPV 健全性評価
対象部位の代表性の確認を行い、RPV 健全性評価に関する知見を拡充する。令和 6 年
度も引き続き、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構が受託し、以下を実施予定
である[3.1.1(2)-15]。
RPV 健全性評価方法の保守性に係る研究
現状の評価方法で用いられている破壊靭性遷移曲線の予測方法の保守性を検証と、
PWR の加圧熱衝撃事象 PTS の破壊力学評価方法の保守性を検証する。RPV 健全性評
価方法の保守性に係る研究は、破壊靭性遷移曲線の予測方法の保守性に関する研究であり、監視試験片や試験炉で高照射量領域まで照射された RPV 鋼を用いてΔT41J と破壊靭性遷移温度移行量を比較する事で、現状の評価方法で用いられている破壊靭性遷移曲線の予測方法の保守性を検証する。PTS の破壊力学評価方法の保守性の検証は、PTS に対する健全性評価で想定する欠陥に相当する亀裂先端に付与される荷重について、PTS 条件下(2 軸方向)と破壊靭性試験片(1 軸方向)で異なることを考慮して、それぞれの破壊試験結果の比較に基づき現状の破壊力学評価方法の保守性を検証する。
RPV 健全性評価対象部位の代表性に係る研究(母材の代表性)
RPV の健全性評価では、母材及び溶接金属を対象とした監視試験データが取得されているが、HAZ に対しては、未照射材の HAZ の破壊靱性は母材と比較して同等以上であり、加えて HAZ の破壊靭性遷移温度ΔT41J はデータのばらつきが大きいものの母材と同等であると考えられていることに基づき、中性子照射を受けた HAZ の破壊靱性は確認されていない。そのため、本研究では RPV の健全性評価対象部位として、原
子炉圧力容器の HAZ を母材で代表させることの技術的妥当性、評価方法の保守性を検証する。なお、破壊力学評価方法の保守性(2 軸応力)については、課題管理表「経年劣化評価」No. 13 中性子照射脆化の破壊靭性評価(拘束効果)としてリストアップされている。
「HAZ に対する母材代表性」については、課題管理表「経年劣化評価」No.４
原子炉圧力容器炉心領域・胴板の中性子照射脆化(母材代表性)としてリストアップされている。
⑥ 原子力規制委員会 第 60 回技術情報検討会の動向
令和５年 7 月の原子力規制委員会第 60 回技術情報検討会[3.1.1(2)-16]で、原子力規制庁より、「実プラントのデータによる破壊靭性に関する検討」[3.1.1(2)-17]が報告された。本
報告は、破壊靭性温度移行量 ΔTKIc と関連温度移行量 ΔRTNDT との関係についての検討状況報告で、過去の国プロ[3.1.1(2)-18]では、この関係は ΔTKIc と ΔRTNDT とはほぼ等価ではあるものの、前者が後者より若干小さくなる傾向が認められるとされていたが、今回の検討結果においても、両者がほぼ等価であるとの大きな方向性は共有するものの、前者が後者より若干小さくなるという傾向とはやや異なる傾向を示したと報告している。この中で、原子力規制庁の今後の対応について、実プラントのデータによる検3.1.1(2)-6

討については、用いるデータの網羅性、ΔTKIc の算出方法、ΔTKIc と ΔRTNDT との関係
が PTS 評価に与える影響等について詳細な検討が必要であることから、原子力規制庁において、引き続き検討を進めることとすること、また、規格策定者である日本電気協会や事業者による検討も必要であることから、実プラントのデータを踏まえた ΔTKIcと ΔRTNDT の関係について、意見を聴取することとしたいとの方針が示された。
その後、日本電気協会 原子力規格委員会 第 71 回構造分科会[3.1.1(2)-19]、並びに第 87
回原子力規格委員会[3.1.1(2)-20]おいて、原子力規制委員会第 60 回技術情報検討会の検討
資料[3.1.1(2)-17]が配布され意見交換が行われた[3.1.1(2)-21] [3.1.1(2)-22]。第 87 回原子力規格委
員会にて、原子力規制庁より、配布資料[3.1.1(2)-17]について、この時点までに原子力規制庁に提出されているプラントデータ(全プラントの概ね半分程度)や、過去の国プロの国研研究試験炉 JMTR の照射試験材データによる知見を参考にしたひとつの分析例であること、今後、規格策定時の知見等の共有を含め、日本電気協会側の検討した結果等を共有しつつ検討を進め、意見交換していきたいとの説明がなされている。なお、日本電気協会への正式打診は、情報共有したい事項を整理したうえ面談等で外部発信する[3.1.1(2)-22]とのことである。

このため、「破壊靭性遷移曲線の予測方法の保守性の検証」については、スコーピン
グ段階の課題(実機にて劣化事象の発生はなく、現時点で評価や対応が必要となるもの
ではないが、実機材活用等で実機劣化状態を調査し、今後の研究対象・評価の枠組みの方針を検討するスコーピング段階の課題)として、「経年劣化評価」や「日常保全」と区別して整理することとし、課題管理表「スコーピング段階」の No.R5-S1 として、令和5 年度に追加した。
⑦ 資源エネルギー庁 原子力の安全性向上に資する技術開発事業(原子力発電所の長期運転に向けた高経年化対策に関する研究開発)事業[3.1.1(2)-23]
このエネ庁事業は令和 3 年度から令和 7 年度の事業で、原子力発電所の長期運転に向けた高経年化対策に関する研究開発を行っている。具体的には、材料または機器の経年劣化としての原子炉圧力容器の中性子照射脆化、応力腐食割れ、コンクリート劣化、ケーブル絶縁劣化、配管の粒界割れ事象等を考慮し、重要機器に関する規格整備に向けて知見の拡充と基盤技術の整備を行っている。この目的を達成するために、このエネ庁事業では以下の個別開発研究を実施している[3.1.1(2)-24]。
長期運転に向けた高経年化対策に関する技術開発課題の整理、研究計画のローリ
ング
原子力発電所の長期運転に向けた高経年化対策の研究開発計画立案のために、原子力発電所で使用されている材料または機器の経年劣化管理についての調査及び検討を行い、長期運転に向けて必要な技術基盤と研究開発課題を整理している。なお、長期運転に向けた調査として、米国における至近の長期運転認可申請(2 回目のライセンス更3.1.1(2)-7

新 SLR)について概要を整理するとともに、研究開発知見の調査として、高経年化対応に関する国内外の最新の研究開発動向に関する調査も実施している。調査した結果は、長期運転に向けた研究開発課題の検討及び研究開発計画の立案のため、研究開発課題を整理して「長期運転に向けた技術開発課題整理表」(エネ庁長期運転課題整理表)としてまとめ、研究開発計画の充実と最新知見を反映したローリングを行っている。
超小型試験片を用いた MC 法の実機適用に向けた技術開発
長期運転に関する課題である原子炉圧力容器監視試験片の不足への対応策として期待されている超小型試験片を用いた MC(Mini-C(T) MC)法の実機適用に向けて、国産の実機圧力容器鋼を用いた Mini-C(T) MC 試験を実施し、中性子照射材及び圧延材、溶接金属に対する適用性の拡充を図っている。個別研究として、実機照射材に対する
Mini-C(T) MC 試験として、国産実機原子炉圧力容器鋼の照射材(監視試験片残材)及び未照射材の国産実機原子炉圧力容器鋼(相当材)に対する試験を実施している。また、高照射領域のデータ拡充の観点で、試験研究炉等による照射材に対する Mini-C(T) MC
試験として、試験研究炉 JRR-3 で照射した材料に対する Mini-C(T) MC 試験の準備に着手している。
加圧水型軽水炉１次系冷却水配管ステンレス鋼溶接部の粒界割れに関する技術開発
令和２年 8 月に関西電力大飯 3 号機の加圧器スプレイライン配管溶接部において検出された粒界割れについて、発生原因の究明を行うと共に対策技術に関する研究開発を行っている。実施内容は、国外損傷事例調査として、令和 3 年に損傷が認められた
フランスの PWR プラントの損傷事例の調査し、大飯 3 号機との比較し、発生条件の解明や実機詳細調査に資する情報の整備を、実機損傷部位に対する詳細評価として、
粒界割れが発生した関西電力大飯 3 号機の加圧器スプレイライン配管溶接部に対し、発生原因、発生条件の明確化に資する知見の拡充を図るために詳細調査の実施を、
PWR1 次系冷却水環境における SCC 進展速度に関する調査として、同環境におけるSCC 進展速度データに関する調査を行い、亀裂進展評価に必要な SCC 進展速度線図の策定に資する材料、環境、応力に関する技術基盤情報の整理を行っている。
確率論的破壊力学(PFM)の実用化に向けた技術開発
軽水炉機器の構造健全性に PFM を使用できるようにすることを目的とし、PFM を社会実装するための議論を進めるために必要な活用方針、技術基盤を整備している。
成果は公開し、PFM に関する社会的な認知を高めることにより活用の機運を作るため、PFM 活用方針の明確化、PFM 解析手法の確立に向けた詳細計画の立案と解析の実施、
PFM 解析手法の詳細計画の立案を行っている。
エネ庁長期運転課題整理表の課題整理は、原子力発電所で使用されている材料または機器の経年劣化管理に基づき、長期運転に向けて必要な技術基盤と研究開発課
題を整理し、60 年運転の課題に対する 60 年を超える長期運転での顕在化リスク、60

3.1.1(2)-8

年運転では課題ではないが 60 年を超える長期運転で顕在化する可能性のある課題をまとめ、研究実施の優先度に基づき研究計画を策定している。そのため、本事業の実機
材料を用いた材料健全性研究に関わる課題の整理と、エネ庁長期運転課題整理表は整理の範囲や課題整理の着眼点やアプローチが異なるが、令和 4 年度事業報告書[3.1.1(2)-24]にてエネ庁長期運転課題整理表の整理内容を調査した結果、産業界の長期運転に向けた開発研究ではあるが、材料健全性評価に関連する開発研究の動向として、継続的に進捗を確認することが推奨される課題があり、本事業の課題整理表に一部項目を追加している。
なお、エネ庁事業個別研究で取り組んでいる課題も以下のように反映済である。
「Mini-C(T) MC 法の実機適用」の技術開発課題は、課題管理表「経年劣化評価」No.
3 BWR 中性子照射脆化の監視試験片の不足(代替試験法の整備(試験片再生、小型シャルピー試験片、ミニチュア C(T)試験片))としてリストアップしている。
「PWR 一次系冷却水配管ステンレス鋼溶接部の粒界割れ」の技術開発課題は、課題管理表「経年劣化評価」No. 13 PWR 一次系冷却水ステンレス鋼溶接部(硬化部)のSCC(ステンレス鋼の IGSCC 発生評価)にリストアップされ、令和 5 年度には、本事業の進捗等を踏まえ、No.R5-23 進展評価、R5-24 発生・進展メカニズム検討及び R5-25
破壊評価手法の高度化を追加し課題を拡張性して再整理している。
「PFM の実用化に向けた技術開発」の技術開発課題は、課題管理表「経年劣化評価」の PWR 原子炉容器の中性子照射脆化として、No.11 確率論的評価の導入(確率変数の整備)、No.14 PWR 破壊靭性評価(過渡事象の整理)No.16 PWR 確率論的評価の導入(評価ガイドの整備)としてリストアップされ、課題管理表「日常保全」では令和 5 年度には、本事業の進捗等を踏まえ、No.R5-22 BWR／PWR 共通 炉内機器、一次系構成機
器の SCC 健全性評価・評価技術高精度化(確率論的破壊力学(PFM)の実用化)として追加した。
《参考文献》[3.1.1(2)-1]

原子力安全・保安院、「原子力発電工作物の保安のための点検、検査等に関する電気事業法施行規則の規定の解釈(内規)の制定について」、NISA-163c-08-5(2008)[3.1.1(2)-2]

渡辺 瞬ら，実機プラントにおける T 管合流部の減肉推定手法の簡略化，日本機械学会 2023 年度 年次大会，S081-11 (2023).

[3.1.1(2)-3]

内山 雄太ら，配管減肉予測ソフトウェア FALSET における FAC 予測モデルの検証(第二報)，日本機械学会 2015 年度年次大会，
S0820103 (2015).

[3.1.1(2)-4]「発電プラントにおける高温流体の漏洩を想定した皮膚内の熱伝導3.1.1(2)-9

解析評価」、日本機械学会 第 27 回動力・エネルギー技術シンポジウ
ム、B224 (2023).
[3.1.1(2)-5]

関村 直人, 「安全な長期運転に向けた標準化活動 (1)安全な長期運転の体系」, 日本原子力学会 2023 年秋の大会(企画セッション),[1D_PL01][3.1.1(2)-6]

鈴木 雅秀, 「安全な長期運転に向けた標準化活動 (2)PLM 分科会の取組」, 日本原子力学会 2023 年秋の大会(企画セッション),[1D_PL02][3.1.1(2)-7]

中川 和重, 「安全な長期運転に向けた標準化活動 (3)保守管理規程／指針の次回改定に向けた検討状況について」, 日本原子力学会
2023 年秋の大会(企画セッション), [1D_PL03][3.1.1(2)-8]

村上 健太, 「安全な長期運転に向けた標準化活動 (4)長期運転体系検討タスクの取組」, 日本原子力学会 2023 年秋の大会(企画セッション), [1D_PL04][3.1.1(2)-9]

熊野 秀樹ら，高経年化に向けた１号機中性子照射量の検討，日本保全学会 第 19 回学術講演会，D-2-2-4.

[3.1.1(2)-10]

森 敦史ら，廃炉を活用した高ニッケル合金溶接部に対する炉外 UTの適用性研究(経過報告)，B-1-2-4.

[3.1.1(2)-11]

田中 裕久ら,「安全な長期運転に向けた経年劣化に関する知見拡充(1)経年劣化事象に関する米国知見調査」, 日本原子力学会学会(アトモス)2024 年 2 月号(Vol.66,p92-97)[3.1.1(2)-12]

田中 裕久ら,「安全な長期運転に向けた経年劣化に関する知見拡充(2)取替困難機器に係る 60 年超評価を想定した場合の知見拡充事項」, 日本原子力学会学会(アトモス)2024 年 2 月号(Vol.66,p98101)[3.1.1(2)-13]

日 本 電 気 協 会 ，「 原 子 炉 構 造 材 の 監 視 試 験 方 法 」 ,JEAC42012007[2013 追補版]

[3.1.1(2)-14]「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」(平成二十五年原子力規制委員会規則第六号(施行日： 令和四年九月二十六日(令和四年原子力規制委員会規則第四号による改正))[3.1.1(2)-15]

原子力規制庁、令和 6 年度原子力施設等防災対策等委託費(実機材料等を活用した経年劣化評価・検証(原子炉圧力容器の健全性評価研究))事業に係る入札可能性調査の結果について、原子力規制委員会(2024 年 1 月 16 日)( https://www.nra.go.jp/nra/chotatsu/buppinitaku/itaku/040001118.html：閲覧日 2024 年 2 月 9 日)

[3.1.1(2)-16]

第 60 回技術情報検討会｜原子力規制委員会 (nra.go.jp)、

3.1.1(2)-10

(https://www.nra.go.jp/disclosure/committee/yuushikisya/gijyutu_
jyouhou/120000103.html：閲覧日 2024 年 2 月 9 日)
[3.1.1(2)-17]

原子力規制委員会「資料 60-1-3 実プラントのデータによる破壊靭性に関する検討」第 60 回技術情報検討会、原子力規制委員会、(https://www.nra.go.jp/data/000442680.pdf：閲覧日 2024 年 2 月 9日)[3.1.1(2)-18]「溶接部等熱影響部信頼性実証試験に関する調査報告書〔原子炉圧
力容器加圧熱衝撃試験〕総まとめ版」、平成 4 年 3 月、財団法人 発電設備技術検査協会[3.1.1(2)-19]

原子力規格委員会(NUSC)|会議開催実績 (構造分科会)(https://nusc.jp/giji/kouzou/sc_kouzou.html：閲覧日 2024 年 2 月 9日)[3.1.1(2)-20]

原子力規格委員会(NUSC)|会議開催実績 (原子力規格委員会)(https://nusc.jp/giji/kikaku/kikaku.html：閲覧日 2024 年 2 月 9 日)

[3.1.1(2)-21]

日本電気協会「第 71 回 構造分科会 議事録」
、原子力規格委員会
構造分科会(https://nusc.jp/giji/kouzou/kouzou71.pdf：閲覧日 2024
年 2 月 9 日)

[3.1.1(2)-22]

日本電気協会「第 87 回 原子力規格委員会 議事録」
、原子力規格委員会 (https://nusc.jp/giji/kikaku/kikaku87.pdf：閲覧日 2024 年 2
月 9 日)[3.1.1(2)-23]

資源エネルギー庁、令和 3 年度原子力発電所の安全性向上に関する事業(原子力発電所の長期運転に向けた高経年化対策に関する研究開発)の実施に係る公募(入札可能性調査)の結果について(2022 年 8 月
18日)(https://www.enecho.meti.go.jp/appli/public_offer_result/2021/2
0210818_001.html：閲覧日 2024 年 2 月 9 日)

[3.1.1(2)-24]「原子力発電所の長期運転に向けた高経年化対策に関する研究開発
成果報告書」(令和 4 年度原子力発電所の安全性向上に資する技術開発事業)(https://ndlsearch.ndl.go.jp/books/R100000002I033220366：閲覧日 2024 年 2 月 9 日)

3.1.1(2)-11

表 3.1.1(2)-1

No.

タイトル

発表者

1

Fe-Mn 合金中の転位ループ形成に対する Ni 添加の影響

2

日本原子力学会 2023 年春の年会

実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表

実施機関

劣化事象

材料

*石田 優太 1、1. 福井大学

照射脆化

低合金鋼

福元 謙一 1、2. 株 式 会 社 原 子

藤井 克彦 2力安全システム「経年劣化評価」の課題管理表で NO.5 の照射脆化研究所

対する理解の深化に関連するが、新規課題を提示するものではない。

原子炉容器の非破壊検査結果に基づ

田嶋 正和、

三菱重工業株式

く仮想欠陥寸法の検討

廣田 貴俊、

会社

分野・カテゴリー
ミクロ組織

概要／調査結果
脆化予測のメカニズム検討に関連(クラスター形成への Ni 添加影響)。
【調査結果】

疲労

劣化メカニズムに

健全性評価(最大仮想運転期間延長認可申請の為に実施した原子炉容器の特別点検(超音波探傷試

欠陥)験)において、検出限界未満の小さな欠陥があると仮に想定し、点検の実施

北条 隆志、時期から 60 年運転時点までの疲労亀裂進展量の計算を行い、その欠陥寸法

中崎 亮

が、高経年化技術評価上で想定している最大仮想欠陥寸法よりも小さくなる事を確認した。
【調査結果】
仮想欠陥に関する課題は、「経年劣化評価」の課題管理表で R5-4 として追加した PWR 原子炉容器炉心領域の加圧熱衝撃事象(PTS)評価の高度化
欠陥寸法の合理化に関連するが、新規課題を提示するものではない。

3.1.1(2)-12

表 3.1.1(2)-2

No.

タイトル

発表者

1-

軽水炉圧力容器の寿命予測と延命処
理ついて2

日本原子力学会 2023 年秋の大会

実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表

実施機関

劣化事象

材料

*松川 義孝 1、

1. 熊本大、

照射脆化

低合金鋼

渡邉 大樹 1、他

2. 大阪大、る検討)。

3. 東北大、【調査結果】

4. JAEA、「経年劣化評価」の課題管理表で NO.5 の照射脆化

5. 中部電力する理解の深化に関連するが、新規課題を提示するものではない。

中性子照射した圧力容器モデル合金*渡邉 英雄 1、の Mn, Ni 添加効果

他

九州大学

照射脆化

低合金鋼

分野・カテゴリー
ミクロ組織

ミクロ組織

概要／調査結果
脆化予測のメカニズム検討に関連した考察(析出物の形成メカニズムに関す

劣化メカニズムに対脆化予測のメカニズム検討に関連した考察(Ni・Si 添加による硬さへの影
響)。
【調査結果】「経年劣化評価」の課題管理表で NO.5 の照射脆化

劣化メカニズムに対する理解の深化に関連するが、新規課題を提示するものではない。
3

電 子 線 照 射 し た 低 Cu 含 有 量*藤井 克彦 1、

1. INSS、

A533B 鋼中の照射損傷組織の APT,他

2. NFD、よる脆化メカニズムの要素検討)。

3. 東北大【調査結果】TEM,STEM/EDS による評価

照射脆化

低合金鋼

ミクロ組織

脆化予測のメカニズム検討に関連した考察(基礎研究としての電子線照射に「経年劣化評価」の課題管理表で NO.5 の照射脆化

劣化メカニズムに対する理解の深化に関連するが、新規課題を提示するものではない。
4

機械学習を用いた照射脆化予測法の*西川 さくら 1

高度化

森下 和功 1、他

1. 京大

照射脆化

低合金鋼

脆化予測

JEAC4201 脆化予測式と機械学習を用いた予測の比較。JEAC4201 評価値と機械学習による予測は一致しており、新たな課題無し。
【調査結果】「経年劣化評価」の課題管理表で NO.5 の照射脆化

劣化メカニズムに対する理解の深化に関連するが、新規課題を提示するものではない。
5

原子炉圧力容器の溶接継手熱影響部*河 侑成 1、他

1. JAEA

照射脆化

低合金鋼

機械的特性

を対象とした靭性評価

SQV2A に実機相当の条件の溶接・熱処理した材料の HAZ におけるシャル
ピー衝撃試験。
【調査結果】「経年劣化評価」の課題管理表で NO.4 の監視試験の母材代表性に関連するが、新規課題を提示するものではない。

6

ノンパラメトリックベイズ法による*髙見澤 悠 1、脆化予測を適用した確率論的破壊力

李 銀生 1学解析

1. JAEA

照射脆化

低合金鋼

脆化予測

PFM 解析手法の高度化に関する検討として、ノンパラメトリックベイズ法と JEAC4201 による脆化予測で破損頻度を比較した報告。
【調査結果】「日常保全」の課題管理表で No.15 の確率論的評価の導入/確率変数の整備に関連するが、新規課題を提示するものではない。

3.1.1(2)-13

表 3.1.1(2)-3 (1/2)

日本保全学会

第 19 回学術講演会

実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表

No.

タイトル

1

ディープラーニングを用いた照射脆〇西川 さくら、 京都大学

化予測法の高度化検証

祝 梁帆、映させるための方法論の開発を目的に、材料モデリングと機械学習技法を組み

中筋 俊樹、合わせた予測法を構築に関する報告であり、動向として参考となる。

森下 和功【調査結果】

発表者

実施機関

劣化事象

材料

照射脆化

低合金鋼

分野・カテゴリー
脆化予測

概要
軽水炉圧力容器鋼の中性子照射脆化の予測精度の向上や新知見を迅速に反「経年劣化評価」の課題管理表で No.6 の脆化予測式の高度化の課題に関連するが、新規課題を提示するものではない。
2

機械学習を用いた照射脆化予測法の〇祝 梁帆、

京都大学

照射脆化

低合金鋼

脆化予測

軽水炉圧力容器鋼の中性子照射脆化の予測精度の向上や新知見を迅速に反高度化検証西川 さくら、映させるための方法論の開発を目的に、材料モデリングと機械学習技法を組み

陳 昱婷、合わせた予測法を構築に関する報告であり、動向として参考となる。

中筋 俊樹、【調査結果】「経年劣化評価」の課題管理表で No.6 の脆化予測式の高度化の課題に関連

森下 和功

するが、新規課題を提示するものではない。
3

高経年化に向けた１号機中性子照射〇熊野 秀樹、

中部電力

量の検討

遠藤 美奈子、

中電シーティアイ

照射脆化

低合金鋼

中性子照射量測定

国の補助事業“令和 4 年度「原子力産業基盤強化事業補助金」”で実施した内容。実質 20 年ほど運転した浜岡原子力発電所１号と再稼働を待つ浜岡 4

木村 佳央、

号のフラックスについて、ANISN による 1 次元計算と、DORT による 2 次

水野 良治

元計算について比較。今後の展開として、半径と周の R-θ 方向のアンジュ
レーションを考慮した 2 次元計算を実施し、1 号と 4 号の中性子束について比較検討を行うとしている。
【調査結果】「経年劣化評価」の課題管理表で No.6 の脆化予測式の高度化の課題に関連するが、新規課題を提示するものではない。

4

ミニチュア C(T)試験片を用いた J-R 試〇信耕 友樹、験による上部棚吸収エネルギーの推

三浦 直樹

電中研

照射脆化

低合金鋼

健全性評価

試験済み監視試験片から採取可能な Mini-C(T)試験片を用いた USE に基づ
くスクリーニング評価を代替実施する手法を提案することを目的した報定告、動向として参考となる。
【調査結果】「経年劣化評価」の課題管理表の No.3「衝撃試験の代替試験法の整備(小型
破壊靭性試験片(Mini-C(T)試験片))」の課題に関連するが、新規課題を提示するものではない。

5

異材継手部の K 値減少場における

庄司哲雄,

東北大学、

ニッケル基

異材溶接部

異材溶接部の K 値減少場における SCC 進展特性に関する研究

SCC き裂減速・停留現象(実験的検

鎮祥玉,

東北電力、

合金

SCC 進展特性【調査結果】

討)

渡邉豊,

中部電力

低合金鋼

K 値減少

SCC

「経年劣化評価」の課題管理表の No.1 原子炉圧力容器のシュラウドサポー

斎藤康弘、

ト溶接部等の SCC 評価技術の高度化の課題に関連するが、新規課題を提山田 浩二、示するものではない。

稲垣 哲彦、
熊野 秀樹

3.1.1(2)-14

表 3.1.1(2)-3 (2/2)

日本保全学会

第 19 回学術講演会

実機材料を用いた材料健全性研究に関する発表

No.

タイトル

6

廃炉を活用した高ニッケル合金溶接

森 敦史,

東芝 ES、部に対する炉外 UT の適用性研究

土橋 健太郎,

日立、(経過報告)

大竹 志朗,

IHI、し、亀裂の検出結果のベンチマークより、炉外 UT が炉内 UT の継続検査

中田 理公,

中部電力

として実機適用が可能な見込みが得られたと報告。

発表者

大内 弘文,

実施機関

劣化事象
SCC

材料
Ni 基合金

分野・カテゴリー

概要

廃炉材

実機材を活用した検査に関する内容。浜岡原子力発電所第 1 号機シュラウ

炉外 UT

ドサポート高 Ni 合金溶接部の複数亀裂に対して炉外 UT を 2 社で実施

【調査結果】

椎名 英介,「経年劣化評価」の課題管理表で令和 5 年度に追加した R5-14 の検査-B5 超濵野 聡明,

音波探傷(UT)技術(検査技術の性能実証)の課題に関連するが、新規課題を

山田 浩二,

提示するものではない。

中谷 年正

3.1.1(2)-15

3.1.2 安全研究マップの見直し
令和４年度の安全研究マップに対し、前項の実機材料を用いた材料健全性研究に関する国内外の計画や実施状況の調査結果を踏まえ、以下のステップで見直した。
(1) 研究課題整理表の更新(2) 安全研究マップへの反映(3) 安全研究マップへの定期的な見直し
前項の調査結果を踏まえ、課題整理表は 25 件(スコーピング段階 1 件含む)の課題を追加した。なお、追加した課題を解決するための研究等の位置づけは、産業界を主体として対応する開発研究であり、現時点では、安全規制の観点で実機材を活用し優先して実施すべき研究課題はなく、課題整理表を安全研究マップにスクリーニングすると、
令和５年度追加した課題は含まれず、結果として安全研究マップへ課題の追加はなかった。以下に課題整理表で整理した情報についてまとめた。
課題整理表(実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表)
課題整理表は、発電所の構造物等を構成する材料の経年劣化事象に係る知見を網羅的に収集するとともに、諸外国において計画・実施中の実機材料を活用した研究に関する最新の情報を整理しており、収集・整理した技術的知見に対し、今後の実機材料を活用した安全研究の計画立案全般に反映できるように知見と課題、解決案等を整理している。課題整理表の項目は、基本的には構造健全性に影響を及ぼすような課題が認められているものではないが、さらなる知見の拡充が望まれるものも含まれる。
対象機器
本事業の目的として、「廃止措置中の国内原子力発電所の機器や構造物(構造物等)から、実機の運転履歴を経験した材料(実機材料)を採取して試験・分析を行い、経年化が材料特性の変化に及ぼす影響評価に資する知見の拡充を図る」観点として、原子力発電所の原子炉系を構成する鋼製の機器、システム及び構造物とし、・原子炉(圧力)容器・

原子炉内部構造物

・

一次冷却系等の配管系統システム(蒸気発生器、加圧器の一次系含)・

その他の配管系統システム(給水系・ECCS 系等)構成機器を対象とした。
経年劣化事象の分類(研究課題整理表のカテゴリ)
課題整理表のカテゴリと経年劣化事象に対する分類を図 3.1.2-1 に示す。対象とする経カテゴリ象は「高経年化評価上着目すべき経年劣化事象」のうち、低サイク
ル疲労、中性子照射脆化、IASCC、ステンレス鋼鋳鋼の熱時効をカテゴリ「経年劣化評価」とし、「その他重要な劣化事象で着眼すべき経年劣化事象」のうち SCC、腐食、配管減肉等をカテゴリ「日常保全」とした(3.1.1 項参照)。これら経年劣化

3.1.2-1

事象に対する研究テーマ(題目)を整理すると、経年劣化評価の「予測」や「評価」といった異なるフェーズの課題が課題整理候補として挙げられた。そのため、経年劣化事象と研究テーマを対応させつつ、体系的に仕分けることし、経年劣化評
価に対する PDCA 等に着目して分類することとした。
経年劣化評価に基づく劣化事象：経年劣化評価
研究成果と運転経験の蓄積を基に劣化メカニズムと影響についてまとめたガ
イドに IAEA IGALL(International Generic Ageing Lesson Learned)があり、その経年劣化管理プログラム AMP では、経年劣化事象や機器の劣化等に対するモニタリングや傾向監視、検知方法、評価の許容基準、予防措置及び緩和策等が整理されている。これを参考として課題整理表の整理は、経年劣化事象と研究題目をつなぐ「分類」として①監視、②予測、③評価及び④是正の定義をすることとした。
日常保全により管理する経年劣化事象：日常保全
日常保全で対象としている SCC、配管減肉、腐食等のうち、特に原子炉のバ
ウンダリ機器で損傷事例がある SCC は、日本機械学会 維持規格で管理・評価
しているため、この体系を参考として、①検査、②評価及び③補修あるいは④予
防保全といった「分類」で経年劣化事象に紐づけすることとした。
「その他」のカテゴリ：スコーピング段階、高サイクル熱疲労・シビアアクシ
デント「経年劣化評価」と「日常保全」のカテゴリで研究課題を整理するにあたり、実機にて劣化事象の発生はなく、現時点で評価や対応が必要となるものではな
いが、実機材活用等で実機劣化状態を調査し、今後の研究対象・評価の枠組みの方針を検討するスコーピング段階の課題がある。これらは「経年劣化評価」や「日常保全」と区別し「その他：スコーピング段階」として整理した。また、廃炉材を活用することで課題の解決につながる研究テーマに「高サイクル熱疲労」
や「シビアアクシデント」といった題目が挙げられた。これらは実機で劣化事象の発生はなく、現時点で評価や対応が必要となるものではないが、廃炉材を活用するなどして実機劣化状態を調査し、今後の研究対象・評価の枠組みの方針を検討する段階の課題である。これらの研究課題は「その他：高サイクル熱疲
労、シビアアクシデント」としてまとめた。
以上に示すように、課題整理表は「経年劣化評価」、「日常保全」「スコーピング段階」、並びに「高サイクル熱疲労、シビアアクシデント」の４カテゴリで整理した。
以下に課題整理表の整理項目を補足する。
対象機器と経年劣化事象に関する最新知見と課題等の整理
安全研究マップを作成するためには、対象とする機器と経年劣化事象に対する

3.1.2-2

安全・規制に関連する研究分類(テーマ、題目、研究項目等)、国内外の廃炉材活用研究に関する最新知見を含めた現状知見、実施に関わる現状の課題等を整理した。
また、安全研究マップへのスクリーニングという観点では、その課題や解決案が実機材料を活用する場合に「開発研究」あるいは「妥当性確認の研究」のどちらの区分に該当するかの仕分けと、「課題の解決方法」を示すとともに、「研究の位置付
け」と「廃炉材活用の有効性」を定義した。
以上を踏まえ、研究課題整理表では下記情報を整理した。
「研究の位置付け」と「廃炉材活用の有効性」について以下に補足する。
【研究課題整理表に整理する情報】
1. 実機材料を活用した材料健全性研究に関する最新知見の調査
BWR/PWR(炉型)
対象システム／設備(系統・システム・設備名称)
機器名称(機器名称)
経年劣化事象
課題区分(大分類・中分類：研究テーマ)
現状の知見と課題(現状の知見／現状の課題)
2. 同上課題等の整理
開発・高度化の研究
・課題 ・課題の解決方法 ・研究の位置付け ・廃炉材活用の有効性
妥当性確認／検証の研究(現状の知見／現状の課題)
・課題 ・課題の解決方法 ・研究の位置付け ・廃炉材活用の有効性

課題等の整理・仕分けにおける「研究の位置付け」(重要度)
安全性の確保・向上の観点で、運転期間延長認可申請の審査及び高経年化技術評価に係る妥当性確認のための技術的知見としての活用、学協会規格の技術評価に資する観点とした場合、研究の対象は大きく 2 分野の・現状の知見(現行の予測法・評価式)

・

新しい知見(新しい予測法・評価式や、基礎的・基盤的知見の継続的な拡充)とした。現状の知見は「開発研究」あるいは「妥当性確認の研究」の両方の位置づけがあり、「新しい知見」は「開発研究」が中心となる。
また、成果の活用先に「学協会規格の技術評価」があり、原子力規制委員会における民間規格の活用[3.1.2-1]があり、ここでは、許認可申請図書において引用される
日本原子力学会、日本機械学会及び日本電気協会等の民間規格を審査基準に該当するものに引用しようとする場合には、その策定プロセス等によらず、規定内容
が技術的に妥当であるかという観点から、原子力規制委員会として技術評価を行3.1.2-3

うとしている。そのため、「現行の予測法・評価式」は、「技術評価の対象でありエンドースされたか否か」によって研究の位置づけも変わってくる。課題整理表では「開発研究(産業界)」あるいは「妥当性確認の研究(規制)」の「研究の位置付け」
を以下に示すように分類した。
【研究の位置付け】
実施主体
研究の位置づけ

1. 現行の予測式・評価手

①

開発研究

妥当性確認

産業界

規制側

－

〇

〇

〇

学協会規格等で技術法(技術評価・エンドー

評価・エンドース済みス関連)の予測式・評価手法の妥当性・保守性の確認②

上記のうち技術評価要件への対応

2. 現行の予測式・評価手①

妥当性・保守性の確認

〇

〇

②

高度化

〇

－

3. 新しい予測式・評価手

①

開発

〇

－

法、基礎的・基盤的知②

基礎的・基盤的知見の

〇

－

法

見の継続的な拡充

継続的な拡充

備考：「課題整理表」では「１.①」などと略記
実機材の有効活用「実機材の有効活用」は、課題の解決に実機材が決定的な役割を果たすか、効果的な役割を果たすかとして以下で定義した。なお、実機材の活用には、廃炉措置をしたプラントの活用、また、廃炉措置プラントから共用期間中の運転履歴を受けた材料を採取する廃炉材の活用、実機プラント仕様で製作された実機相当材の活用等がある。
【廃炉材の有効活用】◎

課題の解決に廃炉材が決定的な役割を果たす〇

課題の解決に廃炉材が効果的な役割を果たす－

課題の解決に廃炉材が必ずしも必要ではない

3.1.2-4

《参考文献》[3.1.2-1]

原子力規制委員会「原子力規制委員会における民間規格の活用について」、平成 30 年 6 月 6 日(https://www.nra.go.jp/data/000234253.pdf ：閲覧日 2024 年 2 月
12 日)

3.1.2-5

図 3.1.2-1

研究課題整理表のカテゴリと経年劣化事象に対する分類

3.1.2-6

(1)研究課題整理表の更新
3.1.1 項の調査結果を踏まえ、令和 5 年度に課題整理表を更新し、表 3.1.2(1)-1 に示
すように 25 件の課題を追加(既存の課題を再整理した拡張分を含む)した。課題整理表のカテゴリ「経年劣化評価」を表 3.1.2(1)-2 に、「日常保全」を表 3.1.2(1)-3 に、「スコーピング段階」を表 3.1.2(1)-4 に、「高サイクル熱疲労、シビアアクシデント」を表
3.1.2(1)-5 に示す。累加した課題 No.は「R5-番号」として、整理済の課題と区別した。
令和 5 年度に追加した課題の概要を以下に示す。

1)

課題整理表のカテゴリ「経年劣化評価」①

R5-1 BWR/PWR 共通 原子炉圧力容器/原子炉容器

Ⅱ.中性子照射脆化監視試験片の不足：統合化監視試験プログラム(ISP)追加監視試験計画(SSP)
米国では、照射脆化に関する劣化知見が得られる前に運転を開始した初期米国プラントで監視試験片が炉内に装荷されていないまま運転しているプラントがあるため、プラント仕様や原子炉容器の機器設計仕様が同等としたプラントは相互の監視試験結果を補完して運転管理する統合化監視試験プログラム ISP の検討が開始されている。
また、あるプラントの監視試験片を、その他のプラントに再装荷して継続監視する追加監視試験計画 SSP の概念がある。これに対し、日本では、長期監視試験計画も含め
監視試験計画が JEAC4201-2007[2013 年追補版] [3.1.2(1)-1]に規定され、プラントごとに計画・実施が規定されているが、米国のような相互補間の概念がない。運転期間延長にともなう監視試験片の追加取出しへの対応として、規制要求に対し、使用済み監視試
験片の再生や Mini-C(T)試験片を用いた代替試験法での対応を主軸に検討しているが、限られた監視試験片を有効活用する観点からも、ISP や SSP を検討、採用している米国の取り組みを参考に、国内でも導入を検討していく必要がある。
本課題は、資源エネルギー庁国プロ令和 4 年度事業報告書[3.1.2(1)-2]の「長期運転に向けた技術開発課題整理表(エネ庁長期運転課題整理表)」を参考に産業界の動向として追加した。
②

R5-2 BWR/PWR 原子炉圧力容器/原子炉容器 炉心領域・胴板 Ⅱ.中性子照射脆化監視試験片の不足：シャルピー衝撃曲線の評価における試験本数の合理化
R5-1 と同様に、監視試験片の不足に関する課題として追加した。
監視試験における衝撃試験の本数は、JEAC4201-2007[2013 年追補版]に基づき、母材、溶接金属、HAZ それぞれ 12 本であり、この 12 本の衝撃試験結果により Tr30 お
よび上部棚吸収エネルギーを算出している。現状監視試験本数 12 本によるシャルピー
衝撃曲線と上部棚吸収エネルギーの取得に特に課題があるわけではないが、より少ない員数で評価可能とする評価手法を提案することで、オリジナル試験片を未使用のまま再装荷し、次回以降の監視試験へ充当することで限られた監視試験片を有効に活用可能とする運用の選択肢を広げることは有益である。
本課題も、資源エネルギー庁国プロ令和 4 年度事業報告書[3.1.2(1)-2]のエネ庁長期運転

3.1.2(1)-1

課題整理表を参考とし、エネ庁国プロで実施の個別研究「Mini-C(T) MC 法の実機適用に向けた技術開発」を産業界の動向として反映した。
③

R5-3 BWR/PWR 共通 原子炉圧力容器/原子炉容器

Ⅱ.中性子照射脆化

原子炉容器の溶接部の検査の合理化
維持規格の技術評価に基づき、原子炉容器の溶接部の検査が 7.5%から 100%に引き上げられ、検査範囲の拡張により検査作業員の被ばく線量増加等の懸念があることから、検査範囲の最適化が期待されている。米国においては、過去に 100%の検査をした
後に、プラントごとに評価を行い、試験部位の低減(BWR)や検査間隔の延長(PWR)が行われている。産業界では、安全性の確保を前提として、稼働率向上や定期検査期間の短縮等を念頭に、検査の合理化が期待され、その技術的根拠等の技術基盤の整備のニーズが高い。そのため、確率論的破壊力学 PFM に基づく破損頻度等の考え方、クライテリアを導入したあるべき従来検査割合の提案が期待され、PFM 解析手法および入力
データを整備し、解析を実施することで、PFM に基づく破損頻度等の考え方、クライテリアを導入したあるべき検査割合・頻度の提案と、その技術的根拠等の技術基盤を整備するニーズがある。
このような背景を踏まえ、本課題も、資源エネルギー庁国プロ令和 4 年度事業報告書 [3.1.2(1)-2]のエネ庁長期運転課題整理表を参考とし、エネ庁国プロで実施の個別研究「PFM の実用化に向けた技術開発」を産業界の動向として反映した。
④

R5-4 PWR 原子炉容器

炉心領域・胴板 Ⅱ.中性子照射脆化

破壊靭性評価：欠陥寸法の合理化(PTS 評価)
日本電気協会等の規格改定に関連した動向反映として追加した。
PWR 原子炉容器の炉心領域・胴板の中性子照射脆化に対する健全性評価は、JEAC
4206 -2007[3.1.2(1)-3]に基づき、深さ 10 ㎜の仮想欠陥を想定した PTS 評価を実施し、運転期間延長認可申請等にて特別点検を実施しており、炉心領域部に欠陥がないことを確認している。最新知見を取り込んだ JEAC4206-2016 は技術評価[3.1.2(1)-4]の結果、エンドースされなかったが、仮想欠陥の合理化については妥当と判断されている。現在、JEAC4206 改定案(追補版)として、一律 10 ㎜深さの欠陥要求に対し、点検結果等の最新知見を反映し、実機評価の信頼性向上の観点から JEAC4206 改定案(追補版)として反映し、規格策定・技術評価に向け対応中[3.1.2(1)-5]である。本課題も、資源エネルギー庁国プロ令和 4 年度事業報告書[3.1.2(1)-2]のエネ庁長期運転課題整理表を参考に産業界の動向として反映した。
⑤

R5-5 PWR 一次冷却系ステンレス鋼鋳鋼機器 Ⅳ.ステンレス鋼鋳鋼の熱時効健全性評価：熱時効予測モデルの 60 年超運転への適用性の検討
更なる長期運転を踏まえた課題健全性評価手法の高度化に関する課題として追加した。ステンレス鋼鋳鋼の熱時効による靱性の低下挙動評価は「プラント長寿命化技術開発」研究[3.1.2(1)-6]より開発された靭性予測モデル(H3T モデル)を用いて実施されてお3.1.2(1)-2

り、評価手法は確立済みであり、60 年まで評価で H3T モデルにて、既にこれ以上脆化が進まないとされる saturation 値を用いた保守的な評価を行っても十分に健全性が確保できている。また、各プラントの高経年化技術評価においても 60 年までの健全性は十分な裕度を持って維持できることが確認されている。60 年～80 年といった今後の長期運転を想定し、評価手法の高度化の観点より、疲労亀裂進展量の増加等を勘案し、破壊に評価に用いる想定欠陥寸法(若干大きくなる)等の影響確認が望まれる。
本課題も、資源エネルギー庁国プロ令和 4 年度事業報告書[3.1.2(1)-2]のエネ庁長期運転
課題整理表を参考に産業界の動向として反映した。
⑥

R5-6 PWR 炉内構造物

炉心そう Ⅲ.IASCC IASCC 発生評価

IASCC 発生評価に必要な知見の取得⑦

R5-7 PWR 炉内構造物

炉心そう Ⅲ.IASCC IASCC 破壊靭性評価

溶接部の破壊靭性の取得⑧

R5-8 PWR 炉内構造物

炉心そう Ⅲ.IASCC IASCC 進展評価

IASCC 進展特性データの取得
以上の 3 件は、更なる長期運転を踏まえた課題健全性評価手法の高度化に関する課
題として追加した。60 年までの運転を想定した場合の炉心そうの中性子照射量はバッ
フルフォーマボルト BFB に比べて低く、IASCC の発生、破壊靭性低下は大きな問題とは認識されていないが、80 年運転を想定した場合には中性子照射量が増加することから、炉心そうの健全性について確認しておくこと望ましく、60 年超の長期運転における IASCC の発生評価、進展評価、並びに破壊靭性評価(健全性評価)に課題区分して追加した。
本課題も、資源エネルギー庁国プロ令和 4 年度事業報告書[3.1.2(1)-2]のエネ庁長期運転
課題整理表を参考に産業界の動向として反映した。
2)

課題整理表のカテゴリ「日常保全」①

R5-10 PWR 一次冷却系 690 合金使用部 Ⅷ(1).Ni 基合金の熱時効
Ni 基合金の熱時効：熱時効評価手法の高度化
3.1.1 項(1)2)①a)の米国 DOE LWRS プロジェクトの 2023 年度レポートの調査で、152 合金のミクロ組織と応力腐食割れ挙動に及ぼす熱時効の影響と、運転期間延長に伴う劣化の顕在化として、長範囲規則化変態 (LRO)に言及した論文[3.1.2(1)-7]があり、ミクロ組織と応力腐食割れ挙動に及ぼす熱時効の影響の観点で、微細構造解析と一次水
環境 SCC 試験結果を報告している。690 合金使用部位(Ni 基合金)の熱時効評価は、
LRO による硬化を考慮しておらず、運転温度よりも高温の熱時効により 690 合金のLRO が生じ、硬化や靭性低下が生じることは研究により明らかにされているものの、長期運転により実機運転温度において LRO が生じるかどうか明確になっていない。万が一、LRO が発生した場合に、その影響(SCC 感受性の増加、破壊靭性の低下)を考慮する必要があるか明確になっていないため、評価手法の高度化の観点の課題として追3.1.2(1)-3

加した。
なお、本課題は、カテゴリ「スコーピング段階」No.13(表 3.1.2(1)-4 参照)として、PWR
原子炉冷却系/一次冷却系ノズル部等の熱時効「690 合金の LRO」としてリストアップしていた課題であり、国外の廃炉材を活用した研究プロジェクトのレポート調査や、資源エネルギー庁国プロ令和 4 年度事業報告書[3.1.2(1)-2]のエネ庁長期運転課題整理表を参考に産業界の動向として反映した。
②

R5-11 BWR 炉内構造物

炉底部シュラウドサポート・レグ(RPV 取合部)Ⅴ.SCC

Ni 基合金の応力腐食割れ(NiSCC)に対する対策技術③

R5-12 BWR 炉内構造物

炉底部シュラウドサポート・レグ(RPV 取合部)Ⅴ.SCC

Ni 基合金の応力腐食割れ(NiSCC)に対する健全性評価：健全性評価技術高精度化④

R5-13 BWR 炉内構造物

炉底部シュラウドサポート・レグ(RPV 取合部)Ⅴ.SCC

Ni 基合金の応力腐食割れ(NiSCC)に対する健全性評価：発生評価の妥当性検証
上記 3 件は、BWR プラントの NiSCC 対策材料への取り組みと、健全性評価技術の保守性の最適化・高精度化の産業界の動向を反映した。NiSCC 対策材 82 合金に対する対応は概ね完了しており、対策材料の選択肢を広げる観点で、より耐食性のある 52
合金の BWR プラントへの実機適用性(米国等で採用実績あり)が注目されており、産業界で 52 合金の技術的優位性を明らかにするための技術基盤の整備と新規材料の採用を念頭にした補修方法の確立のニーズがある。
本課題も、資源エネルギー庁国プロ令和 4 年度事業報告書[3.1.2(1)-2]のエネ庁長期運転
課題整理表を参考に産業界の動向として反映した。
⑤

R5-14 BWR 炉内構造物

炉底部シュラウドサポート・レグ(RPV 溶接部)Ⅴ.SCC

超音波探傷(UT)技術：検査技術の性能実証
3.1.1 項(1)2)③の保全学会第 19 回学術講演会の調査で、廃炉となった浜岡原子力発
電所第 1 号機を活用した高ニッケル合金溶接部に対する炉外 UT の適用性研究[3.1.2(1)-8]として、廃炉を活用した検査検証に関する発表があり、産業界の廃炉活用事例として追加した。
本課題も、資源エネルギー庁国プロ令和 4 年度事業報告書[3.1.2(1)-2]のエネ庁長期運転
課題整理表を参考に産業界の動向として反映した。
⑥

R5-15 BWR 炉内構造物溶接部／原子炉再循環系配管溶接部 Ⅴ.SCC
ステンレス鋼の IGSCC

進展評価の高度化

BWR プラントの IGSCC 発生・進展メカニズムの検討、並びに評価手法の高精緻化の取り組みとして追加した。維持規格の策定により、亀裂進展評価と健全性評価により亀裂を有する構造物の継続使用が可能となっているが、適用できる環境や材料の組
み合わせは一部に限定されており、産業界では、進展評価線図の拡充(材料・環境)、評
価手法の高精度化と適切な裕度を持った評価手法の確立に対するニーズが高い。また、現行評価の保守性の定量化手法として有望な SCC 進展を考慮した PFM 評価があるが、3.1.2(1)-4

進展速度式が必要となるものの確率分布が明らかでなく、進展特性を考慮した評価の実施が難しいのが現状であり、発生・進展メカニズムの検討と評価手法の高精緻化が望まれている。
本課題も、資源エネルギー庁国プロ令和 4 年度事業報告書[3.1.2(1)-2]のエネ庁長期運転
課題整理表を参考に産業界の動向として反映した。
⑦

R5-16 PWR 炉内機器／蒸気発生器 Ni 基合金使用機器 Ⅴ.SCC
Ni 基合金の応力腐食割れ(PWSCC)：発生評価⑧

R5-17 PWR 炉内機器／蒸気発生器 Ni 基合金使用機器

Ⅴ.SCC

Ni 基合金の応力腐食割れ(PWSCC)：PWSCC 進展評価⑨

R5-18 PWR 炉内機器／蒸気発生器 Ni 基合金使用機器

Ⅴ.SCC

Ni 基合金の応力腐食割れ(PWSCC)：破壊評価⑩

R5-19 PWR 炉内機器／蒸気発生器 Ni 基合金使用機器

Ⅴ.SCC

Ni 基合金の応力腐食割れ(PWSCC)：発生・進展メカニズム検討
以上の 4 件は、3.1.1 項(1)2)①a)の米国 DOE LWRS プロジェクトの 2023 年度レポートの調査で、PWR 一次冷却水環境中の高 Ni 合金 SCC 試験に関する進捗レポート[3.1.2(1)-9]があり、PWR 一次系配管 IGSCC試験計画の検討に関するものである。国内

では、事業者の長期施設管理方針に従って順次 Ni 基合金の PWSCC 対策が進行中の段階であるが、長期運転を考慮した場合に SCC 対策材(690 合金、152 合金、52 合金)で SCCが発生するか否かの知見が十分とは言えず、産業界では、適切な点検周期、点検範囲の策定等に資することを目的とした発生寿命評価および発生試験法の妥当性検証のニーズがある。また、き裂進展評価では、現状の 690 合金、152 合金、52 合金のき裂進展データが必ずしも十分とはいえず、SCC 進展評価線図が未整備であり、690 合金及びその溶接部に対し、600 合金の進展速度線図を用いて評価すると過度に保守的となる。破壊評価には、ステンレ
ス鋼と同様の破壊評価法が適用でき、その根拠(Ni 基合金溶接部と同レベル以上の強度、
弾塑性破壊靭性を有すること)が確認されているが、SCC 発生・進展メカニズムの詳細は明らかではなく、これらに基づく発生・進展モデルが確立されていない。
このような背景もあり、本課題は、カテゴリ「スコーピング段階」No.3(表 3.1.4(1)3 参照)として、一次冷却系(原子炉容器、加圧器、蒸気発生器等等)の管台・貫通孔部のSCC(690 合金(溶接金属)の PWSCC 健全性確認)としてリストアップしていたが、国外の廃炉材を活用した研究プロジェクトのレポート調査や、資源エネルギー庁国プロ令和 4 年度事
業報告書[3.1.2(1)-2]のエネ庁長期運転課題整理表を参考に産業界の動向として反映した。
課題は、PWSCC の発生評価、進展評価、破壊評価、並びに発生・進展メカニズム検討
で課題区分を分けて整理した。

3.1.2(1)-5

⑪

R5-20 BWR/PWR 主蒸気系、給水・復水系、抽気・ドレン系、ベント系配管
Ⅶ.配管減肉：測定困難部位などに対する測定及び減肉管理の高度化：配管系の保全(減肉管理)T 管補強板下の配管厚さ測定技術、T 継手肩部の配管厚さ測定技術などに関する測定困難部位の減肉管理に関する研究動向と、産業界の研究動向を反映して追加した。
これらの部位の測定技術・減肉管理手法の整備のため、検査や予防保全に関する研究
開発の産業界のニーズは高く、現在、産業界研究等の実施を計画し、対象部位の減肉予測推定手法、測定困難部位を測定可能な非破壊検査技術の構築に取り組んでいる。
本課題も、資源エネルギー庁国プロ令和 4 年度事業報告書[3.1.2(1)-2]のエネ庁長期運転
課題整理表を参考に産業界の動向として反映した。

⑫

R5-21 BWR/PWR 主蒸気系、給水・復水系、抽気・ドレン系、ベント系配管
Ⅶ．配管減肉 局所貫通時の暫定漏洩許容の導入：配管系の保全(減肉管理)
国内の原子力プラントは基本的には JSME 減肉管理規格[3.1.2(1)-10] [3.1.2(1)-11]に準じて減肉管理を実施しているが、現状は貫通亀裂・局所貫通孔は許容されていない。米国で導入されている低クラス配管に対する暫定補修による運転の許容を国内に導入することで稼働率向上が図ることができる。
配管減肉は、国外では予測を用いた減肉管理が一般的であり、近年の研究開発についても予測モデルの拡張・高度化に関する内容が多い。また、PWR プラントにおける新たな水質調整剤の効果に関する研究も幾つか確認されている。国内の研究成果として、ASME PVP2023(3.1.1(1)1)③)参照)でも、クラス 2 以下の低エネルギー配管に対する暫定漏洩許容を定めた ASME 規格(Section XI Code Case N-513)[3.1.2(1)-12]の経緯や最新版である N-513-6 の特徴について投稿[3.1.2(1)-13]されている。当該規格はクラス 2以下の配管に対する減肉管理の最適化に資するものであり、本文献で検討している暫
定漏洩許容の考え方に関する課題として追加した。

⑬

R5-22 BWR/PWR 炉内機器/炉内構造物、一次系構成機器・配管Ⅴ．SCC 健全性評
価・評価技術高精度化 確率論的破壊力学(PFM)の実用化
国内では配管や炉内構造物に対する PFM 評価は適用されていないが、配管・ノズル系の PFM 評価コードとして電中研 PEDESTRIAN、JAEA PASCAL-SP、TEPSYS
PEPPER-M が整備されており、評価に対する必要な機能を満たしつつある。ただし、米国に比べ、国内では評価に用いるインプットデータ整備や、それに対するコンセン
サスの形成が十分とはいえない。PFM 評価のためのインプットデータの整備が十分でなく、信頼性および説明性の高い PFM 評価の実施が難しいのが現状であり、PFM の実用化に向けた技術基盤の整備が必要である。
本課題も、資源エネルギー庁国プロ令和 4 年度事業報告書[3.1.2(1)-2]のエネ庁長期運転
課題整理表を参考とし、エネ庁国プロで実施の個別研究「PFM の実用化に向けた技術開発」を産業界の動向として反映した。

3.1.2(1)-6

⑭

R5-13 PWR 原子炉冷却系(一次系)ステンレス鋼溶接部(硬化部) Ⅴ.SCC
ステンレス鋼の IGSCC：発生評価⑮

R5-23 PWR 原子炉冷却系(一次系)ステンレス鋼溶接部(硬化部) Ⅴ.SCC
ステンレス鋼の IGSCC：進展評価⑯

R5-24 PWR 原子炉冷却系(一次系)ステンレス鋼溶接部(硬化部) Ⅴ.SCC
ステンレス鋼の IGSCC：発生・進展メカニズム検討⑰

R5-25 PWR 原子炉冷却系(一次系)ステンレス鋼溶接部(硬化部) Ⅴ..SCC
ステンレス鋼の IGSCC：破壊評価手法の高度化
以上の 4 件は、令和 4 年度の課題整理表で No.13(発生・進展メカニズム検討)としてリストアップしていた課題を、国内外の運転経験と研究動向等を踏まえ、発生評価、進展評価、破壊評価、並びに発生・進展メカニズム検討に課題区分を拡張し再整理した。
3.1.1 項(1)2)①a)の米国 DOE LWRS プロジェクトの 2023 年度レポートの調査で、PWR 一次系配管 IGSCC 試験計画の検討をまとめたレポート[3.1.2(1)-14]があり、本劣化事象に関する運転経験として、近年、国内の大飯 3 号機や仏国 PWR 一次系冷却水中で確認された IGSCC の発生に焦点を当てて、PWR 一次系冷却水環境の SCC 試験の立案のため、通常の PWR 一次水環境における IGSCC に関する現場経験(トラブル)
や実験室研究をレビューし、現状の知見と技術のギャップを明らかにし、近い将来の行動計画を提案している。
国内でも、資源エネルギー庁国プロ[3.1.2(1)-2 個別研究「PWR１次系冷却水ステンレス
鋼配管溶接部の粒界割れに関する技術開発」が実施されており、原子力規制庁もATENA、電気事業者及び原子力プラントメーカの検討や評価結果を、定期的に原子力規制庁 技術情報検討会[3.1.2(1)-15]で外部に発信している。実機損傷部位の調査なども実施されており、実機材料を用いた材料健全性研究に関する動向として課題整理表の課
題区分を拡張した。

3)

題整理表のカテゴリ「スコーピング段階」
スコーピング段階の課題は、実機にて劣化事象の発生はなく、現時点で評価や対応が必要となるものではないが、実機材活用等で実機劣化状態を調査し、今後の研究対
象・評価の枠組みの方針を検討するスコーピング段階の課題を「経年劣化評価」や「日常保全」と区別して整理している。令和５年度は、3.1.1(2)2)⑥に示す令和 5 年 7 月の原子力規制委員会第 60 回技術情報検討会[3.1.2(1)-15]で、原子力規制庁より報告のあった「実プラントのデータによる破壊靭性に関する検討」[3.1.2(1)-16]を踏まえて以下を追加した。

①

R5-S1 PWR 原子炉容器

炉心領域胴板 Ⅱ.中性子照射脆化

破壊靭性評価：破壊靭性遷移曲線の予測方法の保守性を検証
4)

課題整理表のカテゴリ「高サイクル熱疲労、シビアアクシデント」
高サイクル熱疲労、シビアアクシデントの課題は追加の課題はなかった。

3.1.2(1)-7

《参考文献》[3.1.2(1)-1]

日本電気協会「原子炉構造材の監視試験方法」、JEAC42012007[2013 年追補版][3.1.2(1)-2]「原子力発電所の長期運転に向けた高経年化対策に関する研究開発
成果報告書」(令和 4 年度原子力発電所の安全性向上に資する技術開発事業)(https://ndlsearch.ndl.go.jp/books/R100000002I033220366：閲覧日 2024 年 2 月 9 日)

[3.1.2(1)-3]

日本電気協会「原子力発電所用機器に対する破壊靭性の確認試験方法」、JEAC4201-2007[2013 年追補版][3.1.2(1)-4]

原子力規制庁「日本電気協会 原子炉圧力容器に対する供用期間中の破壊靭性の確認方法(JEAC4206-2016)及びフェライト鋼の破壊靭性参照温度 To 決定のための試験方法(JEAC 4216-2015)に関する技術評価書の策定について」、原規技発第 2009099 号(令和 2 年 9月 9 日)(https://www.nra.go.jp/data/000383426.pdf ：閲覧日 2024
年 2 月 12 日)[3.1.2(1)-5]

原子力規格委員会(NUSC)|規程(JEAC)／指針(JEAG) (nusc.jp)、日
本電気協会 原子力企画委員会 構造分科会(2023 年 10月)(https://nusc.jp/jeac/4206/jeac4206-2007add.html：閲覧日 2024
年 2 月 12 日)[3.1.2(1)-6]「プラント長寿命化技術開発 ２相ステンレス鋼熱時効脆化試験(PWR) (昭和 62 年度～平成 4 年度のまとめ)」、平成 6 年、財団法人発電設備技術検査協会[3.1.2(1)-7]

Bogdan Alexandreanu, et al., “Effect of thermal aging on
microstructure and stress corrosion cracking behavior of Alloy
152 weldments”, Argonne National Laboratory, ANL/LWRS23/1(https://lwrs.inl.gov/Materials%20Aging%20and%20Degradat
ion/ANL_LWRS_2023_Aging_v3.pdf：閲覧日 2024 年 2 月 7 日：
文献登録「Complete the additional microstructural evaluationand SCC CGR testing on two heats of aged Alloy 152,
ANL/LWRS-23/1」となっているが、PDF を開くと上記の文献
名)[3.1.1(1)-18][3.1.2(1)-8]

森 敦史ら，廃炉を活用した高ニッケル合金溶接部に対する炉外 UTの適用性研究(経過報告)，B-1-2-4. [3.1.1(2)-10][3.1.2(1)-9]

Ziqing Zhai, et al., “FY 2023 Progress on Stress Corrosion
Crack Testing of Ni-Base Alloys in PWR Primary Water”, U.S.
Department of Energy, M2LW-

3.1.2(1)-8

23OR04020311(https://lwrs.inl.gov/Materials%20Aging%20and%
20Degradation/ProgressStressCorrosionCrackTesting.pdf：閲覧
日 2024 年 2 月 7 日)[3.1.1(1)-16][3.1.2(1)-10]

日本機械学会、発電用原子力設備規格 加圧水型原子力発電所 配管
減肉管 理に関する技術規格 (2006 年度 版)、 JSME S NG1-2006[3.1.1-3][3.1.2(1)-11]

日本機械学会、発電用原子力設備規格 沸騰水型原子力発電所 配管
減肉管理に関する技術規格(2006 年度版)、JSME S NH1-2006[3.1.1-4][3.1.2(1)-12]

ASME Case N-513-6, “Evaluation Criteria for Temporary
Acceptance of Flaws in Moderate Energy Class 2 or 3 Piping andGate Valves,” Section XI, Division 1 (2021).

[3.1.2(1)-13]

S. Parker, S. McCracken, R. McGill, Y. Patten, “HISTORY ANDTECHNICAL SCOPE OF CODE CASE N-513”,ASME Pressure
Vessels & Piping Conference 2023, PVP2023-106137 (2023).

[3.1.2(1)-14]

Ziqing Zhai, et al., “Preparation for Stress Corrosion Crack
Initiation Testing of Austenitic Stainless Steels in PWR Primary
Water”, U.S. Department of Energy, M3LW-23OR0402039(https://lwrs.inl.gov/Materials%20Aging%20and%20Degradation/
StressCorrosionCrackInitiationTestingAusteniticSS_PWR.pdf：
閲覧日 2024 年 2 月 7 日)

[3.1.2(1)-15]

技術情報検討会｜原子力規制委員会(nra.go.jp)(https://www.nra.go.jp/disclosure/committee/yuushikisy
a/gijyutu_jyouhou/index.html：閲覧日 2024 年 2 月 12 日)
第 60 回技術情報検討会｜原子力規制委員会 (nra.go.jp)、(https://www.nra.go.jp/disclosure/committee/yuushikisya/gijyutu_
jyouhou/120000103.html：閲覧日 2024 年 2 月 9 日)

[3.1.2(1)-16]

原子力規制委員会「資料 60-1-3 実プラントのデータによる破壊靭性に関する検討」第 60 回技術情報検討会、原子力規制委員会、(https://www.nra.go.jp/data/000442680.pdf：閲覧日 2024 年 2 月 9日)

3.1.2(1)-9

表 3.1.2(1)-1 令和５年度に課題整理表に追加した課題

高経年化主要劣化事象
照射脆化

疲労

BWR 監視試験片の不足－

1. 統 合 化 監 視 試 験 プ ロ グ ラ ム(ISP)追加監視試験計画(SSP)

日常保全劣化事象

鋳鋼の熱時効IASCC

SCC

配管減肉・その他熱時効

PWR 熱時効予測

PWR 炉内機器 IASCC

BWR NiSCCBP 測定困難部位

1. 60 年超運転への適用性の検1. IASCC 発生評価に必要な知見

1. 対策技術の開発

1. 測定及び減肉管理の高度化

討の取得

2. シャルピー衝撃曲線の評価に

2. 健全性評価技術高精度化

2. IASCC 破壊靭性評価(溶接部おける試験本数の合理化(監3. 発生評価の妥当性検証

BP 局所貫通時の破壊靭性の取得)

視試験片の合理化)

3. IASCC 進展評価(IASCC 進展
特性データの取得)

2. 暫定漏洩許容の導入
BWR 超音波探傷(UT)技術
4. 検査技術の性能実証

PWR 一次冷却系 Ni 基合金

BP 原子炉容器

3. 熱時効評価手法の高度化

3. 溶接部の検査の合理化

BWR IGSCC
5. 進展評価の高度化

PWR 破壊靭性評価
4. 欠陥寸法の合理化(PTS 評PWR PWSCC

価)

6. 発生評価
7. 進展評価
8. 破壊評価
9. 発生進展メカニズム
確率論的破壊力学
10. BP PFM の実用化
PWR 一次系ステンレス鋼配管
溶接部 IGSCC
11. 進展評価
12. 発生・進展メカニズム
13. 破壊評価手法の高度化

４件

－

１件
課題の追加 8 件(R5-1～８)

３件

１３件

3件
課題の追加 16 件(R5-10～25)

備考：スコーピング段階１件

3.1.2(1)-10

表 3.1.2(1)-2 (1/6)

実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【1】(経年劣化評価)

3.1.2(1)-11

表 3.1.2(1)-2 (2/6)

実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【1】(経年劣化評価)

3.1.2(1)-12

表 3.1.2(1)-2 (3/6)

実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【1】(経年劣化評価)

3.1.2(1)-13

表 3.1.2(1)-2 (4/6)

実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【1】(経年劣化評価)

3.1.2(1)-14

表 3.1.2(1)-2 (5/6)

実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【1】(経年劣化評価)

3.1.2(1)-15

表 3.1.2(1)-2 (6/6)

実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【1】(経年劣化評価)

3.1.2(1)-16

表 3.1.2(1)-3 (1/3)

実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【2】(日常保全)

3.1.2(1)-17

表 3.1.2(1)-3 (2/3)

実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【2】(日常保全)

3.1.2(1)-18

表 3.1.2(1)-3 (3/3)

実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【2】(日常保全)

3.1.2(1)-19

表 3.1.2(1)-4 実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【3】(スコーピング段階)
課題区分
No.

BWR／PWR

対象システム／設備

機器名称

備考

劣化事象
大区分

中区分

1

BWR

原子炉圧力容器

容器本体(クラッド施工部)

Ⅱ．中性子照射脆化

UCC の確認

2

BWR

原子炉圧力容器RPV 基礎ボルト

Ⅵ．腐食

健全性実証

健全データ積み上げ

－

PWR

一次冷却系

RPV、加圧器、SG 等の管台・貫通孔

Ⅴ．SCC

PWSCC

690 系合金(溶接金属)の PWSCC 健全性確認

3

BWR

炉内構造物

ジェットポンプビーム等

Ⅲ．IASCC

実機材による各種照射材の破壊靱性試験(XM-19、X-750)

4BWR

原子炉格納容器

ｻﾝﾄﾞｸｯｼｮﾝ部

Ⅵ．腐食

格納容器の健全性検証

5

PWR

原子炉格納容器

埋設部鋼板

Ⅵ．腐食

埋設部鋼板の健全性確認

6

PWR

原子炉冷却系

基礎ボルト

ケミカルアンカーの劣化

ケミカルアンカーの劣化の確認

7

PWR

原子炉冷却系

基礎ボルト

Ⅵ．腐食

基礎ボルトの腐食の確認

8

PWR

原子炉冷却系

熱交換器

Ⅵ．腐食

胴側耐圧構成品等の FAC 健全性確認

9PWR

原子炉冷却系

配管等(炭素鋼)

Ⅵ．腐食

外面腐食の確認

10

PWR

原子炉冷却系

配管(炭素鋼)Ⅵ．腐食

内面腐食の確認

11

PWR

原子炉冷却系

炭素鋼使用部位(タンク、配管、ポンプ等)

Ⅵ．腐食

炭素鋼使用部位(タンク、配管、ポンプ等)の腐食評価－

PWR

原子炉冷却系
一次冷却系

ノズル部等

Ⅷ．熱時効

690 合金の LRO

12

PWR

一次冷却系

加圧器

Ⅴ．SCC

計測用管台の O2ＳＣＣ健全性検証

13

PWR

一次冷却系

加圧器

Ⅴ．SCC

ヒータスリーブの O2SCC 健全性検証

14

PWR

一次冷却系

SG、加圧器ヒータシース配管

Ⅴ．SCC

ステンレス鋼の強化鋼 SCC 健全性検証

15

PWR

埋設構造物

埋設配管、タンクⅥ．腐食

埋設配管等の腐食状況評価

16

PWR

使用済燃料ピット

使用済燃料ピットライニング部

Ⅴ．SCC

使用済燃料ピットのライニング健全性評価

R5S1

PWR

原子炉容器

炉心領域 胴板

Ⅱ．中性子照射脆化

破壊靭性評価(破壊靭性遷移曲線の予測方法の保守性の検証)

令和 5 年度日常保全(R5-16，17，18，19)へリストアップ

令和 5 年度 日常保全(R5-10)へリストアップ

原子力規制委員会 第 60 回技術情報検討会「資料 60-1-3
実プラントのデータによる破壊靭性に関する検討」を踏まえて追加。

3.1.2(1)-20

表 3.1.2(1)-5

実機材料を用いた材料健全性研究に関する課題整理表【4】(高サイクル熱疲労、シビアアクシデント)
No.

1

BWR
／
PWR

対象システム
/
設備

機器名称

PWR

原子炉容器
一次冷却系

加圧器
蒸気発生器
MCP、RCP、熱交
他

高サイクル
熱疲労

疲労割れ

疲労割れの健全
性確認

高サイクル
熱疲労

高サイクル熱疲労
割れの健全性確認

共通 キャビティフ
ロー型熱成層評価の高度化に関する
研究

課題区分
劣化事象
大区分

中区分

2

BWR/PWR

原子炉冷却系

配管(ステンレス
鋼)

3

BWR

原子炉冷却系

圧力バウンダリ配管等

シビアアクシデント

SA 条件におけるバウンダリ材料の
実力評価

―

4

BWR

原子炉再循環系

PLR ポンプ

シビアアクシデント

SA 時の条件を模擬した耐久試験―

3.1.2(1)-21

(2) 安全研究マップへの反映
安全研究マップは、課題整理表の整理情報に対し、整理課題より、安全・規制研究の観点で実施する研究を選定し、実機材の活用が課題の解決に有益な研究をまとめている。また、安全研究マップは、実機材料を活用した安全規制研究の観点でニーズや研究内容、廃止措置プラントからの実機材料活用(提供)について、対話をしていく際のベースとなる考え方を示すものであり、このマップをもとに個別研究の実施にあたり、材料採取方法、必要な工程、工事規模、予算規模などに関する基本的な知見をまとめ、規制方と産業界で実機材料の提供について、対話をしていく際のベースとなる考え方を示す。安全研究マップは、課題整理表から「課題の整理」を規制方が主体の「妥当性確認／検証」の研究でスクリーニング(産業界主体の開発・高度化の研究の整理情報を削除)し、廃炉材の有効活用が「◎」と「〇」の課題に絞り込む。これにより、安全研究マップは、
安全規制(保守性、妥当性確認)の観点で、実機材料を用いて解決することを推奨する材
料健全性研究に関する課題を反映したマップとなる。
【研究課題整理表に整理する情報】
1. 実機材料を活用した材料健全性研究に関する最新知見の調査
BWR/PWR(炉型)
対象システム／設備(系統・システム・設備名称)
機器名称(機器名称)
経年劣化事象
課題区分(大分類・中分類：研究テーマ)
現状の知見と課題(現状の知見／現状の課題)
2. 同上課題等の整理
妥当性確認／検証の研究(現状の知見／現状の課題)
・課題 ・課題の解決方法 ・研究の位置付け ・廃炉材活用の有効性【研究の位置付け】
研究の位置づけ
4. 現 行 の 予 測 式 ・①

ース済みの予測式・評価手法の妥

評価・エンドース

当性・保守性の確認

5. 現 行 の 予 測 式 ・
評価手法

妥当性確認

学協会規格等で技術評価・エンド

評価手法(技術関連)

実施主体(規制側)〇②

上記のうち技術評価要件への対応〇③

妥当性・保守性の確認〇

3.1.2(2)-1

(3) 安全研究マップへの定期的な見直し
3.1.2(1)項で課題整理表に追加した 25 件の課題を含め、3.1.2(2) 項に基づき、安全研究マップへ追加した課題を反映してスクリーニングした。
追加した 25 件の課題を解決する研究等の位置づけは、産業界を主体とした開発研究であり、現時点では、安全規制の観点で優先して実施すべき課題ではないことから、ス
クリーニング後の安全研究マップに、令和 5 年度追加した課題は含まれず、定期的な見直しによる安全研究マップへ課題の追加はなかった。
令和 5 年度に更新した安全研究マップ【1】(経年劣化評価)を表 3.1.2(3)-1 に、安全研究マップ【2】(日常保全)を表 3.1.2(3)-2 に示す。

3.1.2(3)-1

表 3.1.2(3)-1 (1/4)

実機材料を活用した安全研究マップ【1】(経年劣化評価)

3.1.2(3)-2

表 3.1.2(3)-1 (2/4)

実機材料を活用した安全研究マップ【1】(経年劣化評価)

3.1.2(3)-3

表 3.1.2(3)-1 (3/4)

実機材料を活用した安全研究マップ【1】(経年劣化評価)

3.1.2(3)-4

表 3.1.2(3)-1 (4/4)

実機材料を活用した安全研究マップ【1】(経年劣化評価)

3.1.2(3)-5

表 3.1.2(3)-2

実機材料を活用した安全研究マップ【2】(日常保全)

3.1.2(3)-6

3.2 靭性低下に係る研究
炉内構造物にはオーステナイト系ステンレス鋼が使用されているが、同鋼は中性子の照射を受けると破壊靭性が低下することが知られている。一部の原子力発電所では(一社)日本機械学会

発電用原子力設備規格

維持規格(JSME S NA1 -2012)(以下、「維持規格」という)に基づく破壊力学的評価手法を用いて中性子照射による破壊靭性低下を考慮した健全性評価を行い、長期にわたり健全性が保たれることを確認している。維持規格に規定されている破壊靭性低下に係る評価式は、主として試験炉を用いた加速照射を受けた材料から得られた国内外の破壊靭性試験データの下限により策定されている。厳密には実機材と試験炉照射材では照射速度や材料の製造履歴が異なることが材料データに影響することが懸念されるため、本研究では実機から採取した材料に対する破壊靭性試験を行うことにより、実機条件における破壊靭性に関する知見を取得し、評価式の保守性を確認する。令和５年度は、事業計画に基づき以下の項目について実施した。
(1) 試験体採取工法の工事基本実施計画(案)の策定
令和４年度に検討した試験体採取仕様の詳細に基づき、選定したプラント(中部電力
株式会社 浜岡原子力発電所 1 号機)を対象に、本研究で使用する試験体採取のための試験体採取工法に係る工事基本実施計画を検討した。工法は以下に示す 2 工法を検討した。
炉内機器解体開始前の試験体採取工法の工事基本実施計画(炉内機器の撤去工事開始前の事前サンプリング工法)
炉内機器解体時の試験体採取工法の工事基本実施計画(廃炉工事に同調したサンプリング)
両工法とも、サンプリング対象機器(上部格子板及び炉心シュラウド)より試験体を切り出して、その試験体から破壊靭性試験片や引張試験片を採取する。これら試験片は維持規格評価式の保守性を確認する観点で、目標とした照射量相当の運転履歴を受けている部位から採取するため、試験体の照射量評価の検討が必要である。更に、採取した試験体は、廃止措置中の発電所から試験研究機関へ輸送することから、放射能量の評価が必要となる。また、両工法とも、対象機器からの試験体採取に機械的切断等を検討していること、特に廃炉工事に同調したサンプリング工事では、廃止措置工事で対象機器を廃棄切断し、原子炉内から取り出して試験体を採取することとなるため、炉内外の一連の廃棄作業にて試験体の変形や切断による熱影響等で、実機材料の運転履歴を受けた材料特性の回復といった影響がないようにする必要がある。令和５年度は、
令和４年度の成果を踏まえ検討すべき項目として以下を実施した。
放射能測定による試験体照射量評価手法の検証
試験体採取工法の材料への影響評価(切断の影響評価)

3.2-1

(2) 事業計画案の見直し
上記(1)の成果を総合的に検討し、令和６年度以降の事業計画案を見直した。

3.2-2

3.2.1 試験体採取工法の工事基本実施計画(案)の策定
令和４年度に検討した試験体採取仕様の詳細に基づき、浜岡原子力発電所 1 号機を対象に、以下に示す 2 工法を検討した。
炉内機器解体開始前の試験体採取工法の工事基本実施計画(炉内機器の撤去工事開始前の事前サンプリング工法)
炉内機器解体時の試験体採取工法の工事基本実施計画(廃炉工事に同調したサンプリング)
2 工法とも対象機器は、上部格子板と炉心シュラウドを対象とするが、事前サンプリング工法の計画検討は、令和５年 9 月の実機材研究に関する原子力規制庁との意見交
換[3.2.1-1]を念頭に上部格子板を中心に検討した。この意見交換は、令和５年の原子力エ
ネルギー協議会及び中部電力株式会社で行われた。この中で、中部電力株式会社より、
令和５年 3 月 13 日にプレスリリース[3.2.1-2]にて発表したとおり廃止措置第 3 段階着手
は令和６年度に開始するものの、浜岡原子力発電所 1 号炉、2 号炉のどちらから着手
するか現段階(面談時点)では決まっていないが、1 号炉は令和６年度上半期まで燃料ラックの解体工事を行っており、上部格子板の採取工事ができるとすれば令和 7 年度以降であること、ただし、現時点では廃止措置工程が定まっていないため確かなことは言えないとの説明があった。今後の廃止措置工程の検討を踏まえてとなるが、「燃料ラックの解体工事」後の上部格子板の採取工事の実施は、工法的には事前サンプリング工法の適用の可能性が高く、同工法の工事基本実施計画の検討は、上部格子板を対象とした計画の検討を優先的に検討した。

《参考文献》[3.2.1-1][N-ADRES]実機材研究に関する意見交換 令和 5 年 09 月 11 日
(nra.go.jp)(https://www.da.nra.go.jp/view/NR100101128：閲覧日
2024 年 2 月 14 日)[3.2.1-2]

浜岡原子力発電所 1 号原子炉および 2 号原子炉の廃止措置計画の変更認可申請について - ニュース｜中部電力(chuden.co.jp)(https://www.chuden.co.jp/publicity/press/1210312_
3273.html：閲覧日 2024 年 2 月 14 日)

3.2.1-1

3.2.1.1

機器解体時の試験体採取工法の工事基本実施計画(廃炉工事開始前の事前サンプ
リング工法)

浜岡原子力発電所 1 号機(以下、「H-1」という)の廃炉工事において、原子炉圧力容器
及び原子炉圧力容器内部構造物の解体開始前(以降、機器解体開始前とする)の時点を想定した上部格子板及び炉心シュラウドからの試験体採取工法の工事基本実施計画をまとめた。工事基本実施計画の検討は以下について実施した。
(1) 試験体の仕様
1) 試験体の形状及び採取位置
2) 試験体形状・寸法(2) 試験体採取方法
1) 試験体採取工法および及び装置計画の概要
2) 試験体採取における実機工事に関する検討
3) 実機施工時の作業手順及び実機工程の検討
4) 試験体の収納、輸送方法の設定
5) 工事体制及び現地体制(3) 実工事に向けたロードマップの検討
以上の検討のうち、3.2.1 に示すように、工法的には事前サンプリング工法の適用は
上部格子板の可能性が高く、同工法の工事基本実施計画の検討のうち、上記に示す「試験体採取方法」の検討の 2)から 5)は上部格子板を対象として実施した。
(1)
1)

試験体の仕様試験体の形状及び採取位置
上部格子板及び炉心シュラウドからの試験体採取工法の工事基本実施計画を検討するにあたり、令和４年度までの研究成果を踏まえ、実機での施工性を考慮し、試験体の形状及び採取位置の詳細を検討した。

①

試験体採取の要件
H-1 において試験体採取し、照射後試験施設で加工・試験を実施するための要件を整理した。
試験体を採取するために必要な要件は以下である。
照射後試験施設に輸送可能な形状・寸法であること
靭性低下の保守性評価に適した中性子照射量であること
試験片の採取に対して十分な試験体形状・寸法であること
これらの要件について検討を行った。

②

照射後試験施設に輸送可能な形状・寸法
核燃料汚染物を輸送するための規制条件を図 3.2.1.1(1)-1 に示す。B 型輸送物は寸法・形状の制約が少ないが、個別に許認可を得る必要があり、令和４年度までの検討の3.2.1.1(1)-1結果、その実現は困難であるとした。そのため、今回の検討では、過去に多数の輸送実績がある A 型輸送物とする方針とした。A 型輸送物に対しては以下の対応が必要である。
a)

関係法令遵守のための対応
試験体の輸送にあたっては、以下の関連法令の最新改訂版(又は最新制定版)を遵守す

る必要がある。
【法律】
核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(通称「原子炉等規制法」)
道路交通法
原子力損害賠償補償契約に関する法律
原子力損害の賠償に関する法律【府省令】
核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則
核燃料物質等車両運搬規則
核燃料物質等の事業所外運搬に係る危険時における措置に関する規則
道路交通法施行令等 道路交通法の関連省令【告示】
核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する技術上の基準にかかる細目等を定める告示
核燃料物質等車両運搬規則の細目を定める告示
道路交通法施工規則等 道路交通法の関連規則【ガイドライン等】
国土交通省物流・自動車局及び警察当局等の指示並びに指導文部科学省 科学技術・学術政策局の指示及び指導
原子力事業者等による核燃料物質等の輸送中の安全確保について(電気事業連合会ガイドライン)b)

試験体の放射能量
試験体の輸送にあたっては、法律で定められた放射能基準値(A2 値＊)を満足する必要がある。令和４年度[3.2.1.1(1)-4]に、上部格子板を令和８年度(2026 年度)に輸送する場合
は 225×50×実厚(mm)の試験体寸法となること、炉心シュラウドを 2027 年度に輸送する場合はφ100×実厚(mm)と評価した。
＊：A2 値「核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則第三条等の規定に基づく核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する技術上の基準に係る細目等を定める告示」に規定される放射性輸送物の種類の区分を示す数値であり、核種ごとに数量が定められている。このうち A2 値は「特別型核燃料物質等以外の核燃料

3.2.1.1(1)-2

物質等である場合の数値」である。
c)

輸送容器の表面線量
炉内から採取した試験体は照射後試験施設所有の A 型輸送容器認証済み「A 型輸送

物の輸送容器(以下、「輸送容器」という)に収納して輸送する。容器は搬出前に容器外表面をスミヤ測定し、表面密度が輸送基準値以下であることを確認した後に、管理区域からの搬出と輸送を実施する。以下に試験体を収納した輸送容器が満たすべき条件を示す。
【A 型輸送物の線量】
・輸送物(輸送容器)表面の線量当量率：2 mSv/h 以下
・輸送物(輸送容器)表面から 1m の線量当量率：100μSv/h 以下【A 型輸送物の表面汚染密度の基準】
・β、γ線 ：4.0 Bq/cm2 以下
・α線 ：0.4 Bq/cm2 以下・国内での放射性輸送物の輸送手続きの助成実績(輸送計画書，輸送物適合書等上端から下端にわたって縦長の試験体)以上をまとめて表 3.2.1.1(1)-1 に示す。過去の輸送実績において A2 値を満足する試
験体を輸送する際に容器の表面線量が問題となった例はなく、実質は輸送予定の寸法の試験体の想定放射能量を評価しておき、この値が A2 値以下であることを確認しておけば問題ないと考えられる。
③

靭性低下の保守性評価に適した中性子照射量
令和４年度に、図 3.2.1.1(1)-2 に示すように靭性低下の保守性評価に適した中性子照
射量として以下を設定した。
照射量領域Ⅰ
JSME 維持規格において 165 MPa√m の破壊靭性が規定されている照射量域の低照射量側である。炉心シュラウドから採取する試験体の使用が想定される。
照射量領域Ⅱ
JSME 維持規格において 165 MPa√m の破壊靭性が規定されている照射量域の高照射量側である。炉心シュラウドから採取する試験体の使用が想定される。
照射量領域Ⅲ(1 dpa 以上)
JSME 維持規格において 43.2 MPa√m の破壊靭性が規定されている照射量域の低照射量側である。炉心シュラウド及び上部格子板から採取する試験体の使用が想定される。
照射量領域Ⅳ(2～3 dpa)
JSME 維持規格における 43.2 MPa√m 相当の破壊靭性データが取得されている照射量域である。上部格子板から採取する試験体の使用が想定される。
照射量領域Ⅴ(～5dpa)
H-1 の炉内構造物材料から採取可能な最大の照射量域である。上部格子板から採3.2.1.1(1)-3

取する試験体の使用が想定される。
2)

試験体形状・寸法①

採取する試験片の種類
上部格子板の中性子照射によるオーステナイト系ステンレス鋼の靭性低下の評価に必要な試験片の種類についての考え方を以下に示す。
引張試験片
引張試験に関する規格や、過去に実施された照射材研究での実績に基づき選定する。中性子照射を受けたオーステナイト系ステンレス鋼の引張試験への適用実績[3.2.1.1(1)-1]のある、長さ 44mm、厚さ 2mm の薄板の引張試験片(図 3.2.1.1(1)-3)とする。
破壊靭性試験片
これまでの照射材試験で使用実績が多く、破壊靭性試験方法が確立していることから C(T)試験片を使用する。令和３年度の検討結果[3.2.1.1(1)-2]より、上部格子板より採取する試験片サイズは 0.5T-C(T)試験片を基本とする。ただし、上部格子板より採取する C(T)試験片の厚さは上部格子板の実厚とする。
②

上部格子板試験体形状及び寸法設定の考え方
上部格子板より採取する試験体の形状及び寸法について以下に示す 3 ケースを検討した。

a)

水平方向に試験体を採取するケース
令和４年度まで検討した試験体の基本形である。図 3.2.1.1(1)-4[3.2.1.1(1)-4]に上部格子板より全厚の試験体を採取することを想定したときの輸送可能な試験体面積を評価した結果を示す。上部格子板中央最下端の放射能を想定すると、令和８年度(2026 年度)には実厚で面積 13000mm2 までの試験体が輸送可能となる。この面積を基に引張試験
片及び 0.5T-C(T)試験片の寸法を考慮して試験体形状を検討した結果、高さ 50mm、幅255mm、全厚の試験体形状となった。これを高さ方向の放射能分布を考慮せずに中性
子照射量域ごとに試験体を配置したのが図 3.2.1.1(1)-4 に示すケースである。一体の試験体から同一照射量の試験片が複数採取できるのに対し、試験体を採取した時点で試験片の照射量が確定するため、想定した照射量どおりの試験片が採取できない可能性がある。
b)

減衰を考慮して水平方向に試験体を採取するケース
上部格子板から水平方向に試験体を採取するケース a)に高さ方向の放射能減衰を加味したケースである。上部格子板では高さ方向で照射量が減衰し、これに伴い放射能も減少する。従って、A 型輸送物を想定した場合採取位置が上部格子板上端に近づくとともに試験体の寸法も大きくできることになる。これを考慮したのが図 3.2.1.1(1)-5に示すケースである。最下端では高さ 50mm だった試験体が上端では 75～100mm ま3.2.1.1(1)-4

で大型化できる。これにより、照射量を考慮した試験片採取位置の調整がある程度可
能となる。
c)

上部格子板全高にわたって試験体を採取するケース
上部格子板の上端から下端にわたって縦長の試験体を採取するケースである。そのイメージを図 3.2.1.1(1)-6 に示す。試験体幅の設定については以降に説明する。このケースでは幅方向の寸法の制約より一体の試験体から同一照射量の試験片を複数採取することが困難となるが、一体の試験体で複数の中性子照射量域の試験片を採取することにより破壊靭性値の照射量依存性を把握できる利点がある。試験の繰り返し数は複数の試験体を採取することで対応する。試験体の幅については、試験体の放射能が A2値を満足し、かつ最低 1 ケの試験体が加工できる寸法となるように設定する必要がある。また、a)及び b)のケースでは矩形に切断するために途中で試験片の向きを変える必要があるが、このケースでは直線的に 2 回切断することで試験体を採取できるため、切断工程を単純化できることもメリットとして挙げられる。
これらの 3 ケースより、試験計画に応じて試験体数を設定できることや発電所での切断工程を短縮できることから、ケース c)について詳細に検討を行った。
d)

A 型輸送物を想定した試験体幅の設定
上部格子板下端付近の単位面積当たりの放射能量は比較的大きく、上部格子板上端に近づくに従い、放射能量は徐々に低減する。放射能量に寄与する核種は中性子により生成されることを考慮し、高速中性子束解析で得られた中性子束と放射化放射能量の炉心中心軸からの減衰の勾配は同等であると考え、上部格子板より採取可能な試験
体の幅を検討した。
i)

炉内照射量評価結果を基にした放射能量の高さ方向の勾配評価
図 3.2.1.1(1)-7 に試験体放射能量導出の考え方を示す。上部格子板の高さに対して中性子照射量(dpa；対数表記)に直線的な減少傾向がみられた。そこで、照射量(dpa)と高さの関係を対数近似して、傾きを算出した式が式 3.2.1.1(1)-1、及び式 3.2.1.1(1)-2 である。
(3.2.1.1(1)-1)

高さ(cm)= －13.75×log(dpa)+定数□log(dpa)= − □□.□□× (高さ)+定数(3.2.1.1(1)-2)

A2 値の評価に寄与する代表的な核種の生成経路は中性子による反応であり、中性子

照射量(又は中性子束)と放射化放射能量の傾きは同等であることを前提とした場合、放射化放射能量と高さの関係性は以下であると考えられる。
□

log(放射化放射能量)= − □□.□□×(高さ)+定数

3.2.1.1(1)-5(3.2.1.1(1)-3)

想定される放射化放射能量を基に、式 3.2.1.1(1)-3 をフィッティングした場合、上部格子板の高さと放射能量の関係性として、以下の式が得られる。
放射化放射能量= 9.04×1057×e-0.073(高さ)(3.2.1.1(1)-4)

なお、厳密には上部格子板の放射能量は材料が中性子等の影響を受けて放射化することにより生じる放射化放射能量と、表面に付着した汚染物等から発生する付着放射能量の和で求められる。ここでは、付着放射能量が放射能量に及ぼす影響が小さいとみなして上部格子板の試験体幅を検討した。
ii) A 型輸送可能な試験体面積評価及び試験体幅の設定
式 3.2.1.1(1)-4 を基に、上部格子板のそれぞれの高さにおける放射化放射能量を求めた上で上部格子板から垂直に 330mm 高さの試験体を切り出す際の面積を導出し、試験体全体の放射能量の合計値を算出した。
この時、放射能量の合計値が A2 値を下回る場合の、最大の試験体幅を確認したところ、80mm が最大の試験体幅となることを確認した。
図 3.2.1.1(1)-6 に、式 3.2.1.1(1)-4 を基に、上部格子板より垂直方向に試験体を採取する案を示す。垂直方向に採取する場合は、最大で 80×330 mm2 の試験体採取が可能である。
iii) 試験片の加工を想定した試験体幅の設定
次に、試験片を基準とした試験体採取寸法の観点から、必要となる試験体幅の整理を実施した。図 3.2.1.1(1)-8 に、試験片寸法に基づく必要な試験体幅について示す。試験体高さは上部格子板の全高である 330mm、実厚は約 9mm であることを前提に、試
験体幅を整理した場合、試験体幅設定時の必要条件となる引張試験片の長手方向の寸法：44mm に基づき、最小の試験体幅を設定した。この場合、試験片同士の間隔を仮に 2mm、試験体の加工影響を考慮し、端部から試験片までを 5mm の間隔が必要であると想定した場合、試験体幅は 54mm 必要であることとなる。なお、想定した 5ｍｍという値は後述する切断影響の評価結果とも整合した。
今後の輸送及び照射後試験の成立には、輸送可能な寸法≧試験片採取に必要な寸法の関係が必須条件であり、現状の評価ではそれを満たしていることを確認した。但し、試験片の採取では発電所での工事の成立性を最優先する必要がある。今後工事計画の具体化に合わせて試験体形状及び寸法の検討も進めていく。
③

炉心シュラウド試験体形状及び寸法設定の考え方
炉心シュラウドからの試験体採取寸法に関しては、令和３年度の検討結果[3.2.1.1(1)-2]に基づき、図 3.2.1.1(1)-9 に示すように、試験体サイズはφ100 mm の円柱形状、又は100×100mm の角柱形状とする。

3.2.1.1(1)-6

破壊靭性試験片として 0.5T-C(T)試験片を用いる場合、1 個の試験体から計 8 個の0.5T-C(T)試験片を採取することができる。ここで、8 個のうち 4 個は炉心シュラウド
内面側の(1/4)t 位置であり、残りの 4 個は炉心シュラウド外面側の(1/4)t 位置である(t：シュラウド厚さ)。
破壊靭性試験片として 1T-C(T)試験片を用いる場合、1 個の試験体から 1 個の 1TC(T)試験片を採取することができる。
④

試験体採取位置の設定a)

上部格子板からの採取位置の設定

i)

中性子照射分布に基づく整理
二次元 SN 法輸送計算コード DORT(DOORS3.2a 版)を用いて照射量分布を評価した。ここで、周方向断面(R-Θ体系)は炉心の対称性より 1/8 炉心のモデルとするため、45°単位で線対称となるようモデル化している。
従って、図 3.2.1.1(1)-10 に示すように解析上、0～45°90～135°、180～225°、
270～315°の範囲(図中に青で示す範囲)は同等の照射量分布となり、45～90°、135～
180°、225～270°、315～0°(図中に緑で示す範囲)は青で示した領域と線対称の照射量分布となる。なお、この照射量分布の傾向は炉心シュラウドも同様である。
上部格子板は炉心直上に位置する構造物である。そのため、高さ方向には急峻な中性子照射量の分布があるが、炉心中央付近においては径方向では緩やかな分布となる。
中性子照射の周方向分布は、主に、評価対象位置と燃料の間に存在する中性子が水を通過することによる減衰の効果により現れる。厳密には周方向の中性子照射量の分布が考えられるが、上部格子板と燃料との間の水を通過する中性子は周方向ではほぼ変化が無いため、周方向分布は考慮しない。この結果に基づき、上部格子板下端の中性子照射量を模式的に示したのが図 3.2.1.1(1)-11 である。上部格子板下端における高速中性子束は中心から 2 セル目まではほぼ均一で約 5dpa であり、その後径方向で減少し 3
セル目で約 4dpa、4 セル目で 3dpa になる。なお、ここでいう「セル」とは、上部格子板における格子 1 個(燃料集合体 4 式装荷)の領域を指す。炉心中心軸上における上部格子板の高さ方向の中性子照射量分布を図 3.2.1.1(1)-12 に示す。上部格子板下端で約 5dpa となり、炉心から高さ方向に遠ざかるにつれて指数的に減少する。これらの結果より、炉心中心直上から 2 セルの範囲で下端の中性子照射量が 5dpa となる試験体が採取できると考えられる。
ii) 上部格子板の構造に基づく整理
上部格子板の格子部は、上側格子板と下側格子板に分けられる。上側格子板/下側格
子板は複数のスリットの組合せにより格子形状を構成している構造物である。スリッ
トを組み合わせた部分は溶接されておらず、格子が上部格子板リム胴にボルトで固定される構造である。したがって、格子 1 枚のみを想定する場合、格子はリム胴からの3.2.1.1(1)-7

両端支持となっている。ここで、実機の上部格子板のセルの内 1 辺を試験体採取のため切断したと想定する。下側格子板については、試験体を 2 個 1 枚の板から切断すると、切断した間の下側格子板を支持する構造物がなくなるため、炉内へ落下する(図3.2.1.1(1)-13 参照)。一方、上側格子板については、試験体を 2 個以上 1 枚の板から切断しても、下側格子板に支えられるため、落下することは無いことから、1 枚の格子板から複数の試験体を採取する必要がある場合は、上側格子板からの試験体採取が必要となる。
なお、切断後に炉内に残った上部格子板については、局所的には片持ち梁構造となるが、1 セルのうち 1 辺が切断されたとしても、上部格子板全体としての形状が保持されるため、強度上の懸念は無い。
iii) 上部格子板からの試験体採取位置の整理
前項までの条件を整理すると、上部格子板からの試験体採取にあたっての条件は以下と整理される。
ターゲット照射量を可能な限り高く設定するためには、炉心中心から 2 セル以内からの採取が望ましい。
周方向の中性子照射量は代表 1 方位の評価で対応する。
上側格子板は 1 枚の板から複数の試験体を採取することは可能だが、下側格子板は採取された間の下側格子板が落下するため、複数の試験体を採取することができない。
これらの整理に基づき、以下の試験体採取の検討を実施した。照射量を同位置とすることを前提に、高照射領域に対して等価のセルから試験体を 4 体採取することを計画した例を図 3.2.1.1(1)-14 に検討案を示す。本案は一つのセルから一体の試験体を採取する案だが、来年度以降一つのセルから複数のセルを採取する案も検討する。
b)

炉心シュラウドからの採取位置の設定
炉心シュラウドの試験体採取位置については、周方向照射量分布を踏まえて令和４

年度に評価を行った[3.2.1.1(1)-4]。その結果を再整理して 1/8 周の展開図として示したのが図 3.2.1.1(1)-15(a)である。炉心シュラウドは円筒形であるが、中性子照射の源となる核燃料は矩形を組み合わせた配置でシュラウド内面に挿入されるため、炉心シュラ
ウドに対して遠近が生じる。その結果、核燃料との距離が近いほど冷却水による中性子の減衰が少なくなり、照射量は増加する。これにより生じる周方向の照射量分布を活用し、異なる目標照射量域の試験体を採取する案を策定した。この図の採取位置を
炉心シュラウド全周に展開し、俯瞰して示したのが図 3.2.1.1(1)-15(b)である。炉心の対称性から複数の採取位置があることが分かる。一方で、炉内には様々な機器や配管が配置されている。図 3.2.1.1(1)-16 に炉心シュラウドから採取する試験体の形状及び寸法案を示す。炉心シュラウドからの事前サンプリングにおいては試験体の形状や寸法だけではなく機器や配管の干渉を想定した採取位置や採取工法の検討を行う必要が

3.2.1.1(1)-8

ある。また、実機試験体を採取した後の照射後試験においても、遠隔操作による工数の増加や照射後試験施設におけるホットセルの数及び照射材保管庫受け入れ容量などの制約があり、上部格子板と炉心シュラウドの実機材試験を並行して実施することは現実的ではない。そのため、事前サンプリングでの採取に課題がある炉心シュラウドは同調あるいは事後サンプリングで試験体を採取することを視野にいれ、事前サンプリ
ングは上部格子板を優先することを想定して、次項(2)試験体採取方法の検討では、上部格子板を重点的に検討した。
＜参考文献＞[3.2.1.1(1)-1]

独立行政法人 原子力安全基盤機構，平成 19 年度照射誘起応力腐食割れ(IASCC)評価技術に関する報告書，08 基材報-0009，平成 20
年 7 月．

[3.2.1.1(1)-2]

原子力施設等防災対策等委託費(実機材料等を活用した経年劣化評
価・検証(実機材料を活用した健全性評価に係る研究))令和２年度原子力規制庁委託成果報告書、2021 年 4 月[3.2.1.1(1)-3]

Hayashi, T., et al., “Fracture Toughness Criteria of IrradiatedAustenitic Stainless Steels for Structural Integrity Evaluation of
BWR Internal Components”, Proceedings of the ASME 2019
Pressure Vessels & Piping Conference, PVP2019-93441, (2019).

[3.2.1.1(1)-4]

原子力施設等防災対策等委託費(実機材料等を活用した経年劣化評
価・検証(実機材料を活用した健全性評価に係る研究))令和４年度原子力規制庁委託成果報告書、2023 年 4 月

3.2.1.1(1)-9

表 3.2.1.1(1)-1

A 型輸送物として適合させるための対応事項

リスク評価
項目

制約条件

対応

制約条件からの逸脱リスク

試験体の放射能濃度

A2 値以下で事前に試験

試験体寸法が試験体寸法の

あること

体の放射能

予定より大き

確実な遵守

濃度を評価

くなる

現地で測定

高い測定値と拭取りによるなる洗浄(除染)及輸送容

輸送容器表面

2 mSv/h 以器の表の線量当量率下であるこ

面線量
輸送容器表面とび鉛マットに100 μSv/h

よる追加遮蔽

から 1m の線 以下である
量当量率

リスクの対応こと

3.2.1.1(1)-10

図 3.2.1.1(1)-1

核燃料輸送物の定義[3.2.1.1(1)-2]

3.2.1.1(1)-11

図 3.2.1.1(1)-2

本研究におけるターゲット照射量の案[3.2.1.1(1)-2]

3.2.1.1(1)-12

図 3.2.1.1(1)-3

引張試験片[3.2.1.1(1)-1]

3.2.1.1(1)-13

上部格子板上端

上部格子板下端

図 3.2.1.1(1)-4

上部格子板から水平方向に試験体を採取するケース[3.2.1.1(1)-4]

3.2.1.1(1)-14

上部格子板上端

上部格子板下端

図 3.2.1.1(1)-5

上部格子板から水平方向に試験体を採取するケース(減衰考慮)[3.2.1.1(1)-4]

3.2.1.1(1)-15

上部格子板上端

上部格子板下端
図 3.2.1.1(1)-6

上部格子板全高にわたって試験体を採取するケース

3.2.1.1(1)-16図 3.2.1.1(1)-7試験体放射能量導出の考え方

3.2.1.1(1)-17

上部格子板上端

上部格子板下端

図 3.2.1.1(1)-8

試験片寸法に基づく必要な試験体幅(垂直方向)

注：試験体幅試験片と試験体の端部の間隔を 5mm 確保することを想定した場合

3.2.1.1(1)-18

12.7mm

30.5mm31.75mm(a) 円柱形状、0.5T-C(T)試験片の場合(b) 角柱形状、0.5T-C(T)試験片の場合
図 3.2.1.1(1)-9 (1/2)

炉心シュラウド試験体からの試験片基本採取案[3.2.1.1(1)-2]

3.2.1.1(1)-19

25.4mm

61mm

63.5mm(c) 円柱形状、1T-C(T)試験片の場合(d) 角柱形状、1T-C(T)試験片の場合
図 3.2.1.1(1)-9 (2/2)

炉心シュラウド試験体からの試験片基本採取案[3.2.1.1(1)-2]

3.2.1.1(1)-20

135°

225°

315°

45°

同色：等価
異色：線対称図 3.2.1.1(1)-10

照射量解析での周方向モデル

3.2.1.1(1)-21

図 3.2.1.1(1)-11

上部格子板の中性子束分布イメージ図(上部格子板下端)

3.2.1.1(1)-22

図 3.2.1.1(1)-12

上部格子板の中性子束分布イメージ図(中心軸)3.2.1.1(1)-23

図 3.2.1.1(1)-13

下側格子板から複数の試験体を採取した場合の状況

3.2.1.1(1)-24

5dpa

図 3.2.1.1(1)-14

上部格子板試験体採取箇所(4 体採取)

3.2.1.1(1)-25

(a) 中性子照射量(相対値)の周方向分布と目標照射量域の対応(1/8 展開図)(b) 周方向分布と目標照射量域の対応(俯瞰図)
図 3.2.1.1(1)-15

炉心シュラウドにおける周方向照射量分布3.2.1.1(1)-26

(a) 円柱形状で採取するケース(b) 角柱形状で採取するケース(φ100mm×厚さ 38mm)(□100mm×厚さ 38mm)

図 3.2.1.1(1)-16

炉心シュラウド試験体からの試験片基本採取案

3.2.1.1(1)-27

(2)
1)

試験体採取方法
試験体採取工法及び装置計画の概要【上部格子板】
上部格子板からの試験体採取に向けての検討として、切断工法、切断加工装置等のコンセプト、設計条件、装置概要、採取工事のプロセスの検討を実施した。
①

切断工法の比較
過去の試験体採取工事では、試験体採取後の構造物の健全性維持のために加工後の部材性状や寸法精度の担保が求められていたことや、炉内構造物との干渉回避のために加工ユニットの外径寸法に対する制約が厳しいこと、並びに加工時の反力受けの設置が困難であったことから、切断工法として、加工ユニット等がコンパクトに設計でき、把持や対象物への吸着といった反力が不要な放電加工(以下、EDM：Electrical
Discharge Machining)が代表的な加工工法として適用されてきた。しかし、従来炉内から採取されてきたサンプル(数 10mm)に比べ、100mm 以上の大型の試験体を採取することとなる場合、専用の電源盤や電極の開発等の技術的な困難度が大きいことや、水質による加工時間のバラつき、長時間化等の課題もある。
今回の試験体採取対象である上部格子板は、原子炉内ではあるものの上部格子板より上方には炉内構造物がなく、オペフロから装置をアクセスする上で干渉物がないことや、開口部(格子サイズ)も約 300mm×300mm と過去の試験体採取対象部と比較すると大きいこと、単純形状であること、対象が板厚 9.1mm の平板であること、並びに本試験体採取は廃炉工事の一環であり構造物としての健全性の維持が不要であることを踏まえて、EDM 以外の加工工法についても比較を行った。検討を行った各工法と今回の切断環境を考慮した際のメリット・デメリットの比較結果を表 3.2.1.1(2)-1 に示す。
検討の結果、今回の試験体採取においては廃炉プラントが対象であることと上部格子板というアクセス性の良さを前提とすると、加工時間の短縮や切断装置自体の構成の簡素化が可能であることから、工具を用いた切削加工が適していると判断した。
上述の評価の結果、工具での切削加工が適していると判断したが、工具は複数種類あることから、適用性の検討を実施した。検討結果を表 3.2.1.1(2)-2 に示す。検討の結果、切削加工に用いる工具としては、以下の比較検討の結果、ディスクソーが適していると判断し、ディスクソーを用いた切断装置の検討を実施することとした。

②

切断加工装置及び試験体回収装置のコンセプト
ディスクソーを用いた切削加工を上部格子板に適用するにあたり、必要な駆動軸は以下の 2 軸となる。
ディスクソーの回転軸
ディスクソーを加工対象の上から下まで貫通するための送り軸
加工時はこの 2 つの駆動軸は同時に駆動可能とする必要がある。その他、装置の固3.2.1.1(2)-1

定も遠隔で実施する必要があるため、装置には加工以外の遠隔操作軸も考慮する必要がある。上部格子板の切断イメージを図 3.2.1.1(2)-1 に示す。
また、上述した切断加工の方針に基づき切断した上部格子板を回収する機構を有する必要がある。ここでは、上部格子板の格子サイズ(約 300×300)を踏まえ、試験体切断装置と試験体回収装置を分類し、各々の設計条件、装置の概要を検討することとした。
③

切断装置の設計条件、装置概要
切断装置に要求される設計条件として、以下を考慮する。
a)

1 枚の格子板から切り出す試験体のサイズは実厚×幅 54 mm×長さ 330mm(＝格子板高さ)の短冊板形状とする。

b)

ディスクソーとその回転機構及び送り機構(上下駆動軸)を含む加工ユニット(前頁
記載の範囲)は上部格子板の格子サイズ(約 300 mm×300 mm)以下の寸法とする。

c)

加工中は、加工ユニットが振動することが想定されるため、その振動により切断位置が上下にずれないように抑制する力又は荷重を加える。

d)

同じく加工ユニットの振動により切断位置が前後／左右にずれないようにするため、加工ユニットを搭載した筐体を上部格子板に対して固定する機構を設ける。

e)

ディスクソーの前後及び左右の位置決めは、d)の固定機構のストローク量で決定するものとし、決定した切断位置に予め設定しておくものとする。

f)

短冊状に試験体を切出すためには 2 本の切断を行う必要がある。1 箇所切断が終わった後、次の切断位置への移動は、切断面に正対して左又は右に、切断幅に応じて決まった量だけ水平移動が可能な移動機構を設ける。ただし、①の試験体サイズの幅が大きくなった場合、又は 1 つの格子内で必要な水平移動量を確保する設計が成立しない場合には、切断位置に対して正対する位置に切断装置を入れ替
えて 2 箇所目の切断を行う。

g)

各軸の駆動源のうち切断に必要な 2 軸に関しては、システム全体が簡素化できるため電動モータの採用を検討する。その他、装置の固定及び位置決めの機構にはエアシリンダを採用するものとする。

h)

切断装置は上部格子板への設置を容易にするため、下端に挿入ガイドを設ける。

i)

切断対象である上部格子板の材質、板厚を考慮したディスクソーの選定及び切断
条件は、工具メーカの推奨条件を初期条件として設定し、設計を行う。ただし、⑤項に示す切断検証試験において変更が必要となった場合には、装置設計にフィードバックするものとする。
＜切断条件＞
ディスクソー仕様 ： 外径φ250 mm、厚さ 2.0 mm、刃数 160p
切断仕様： 回転速度 25rpm、送り速度 120 mm/min以上の条件を反映して検討した切断装置の概略計画図を図 3.2.1.1(2)-2 に示す。な

3.2.1.1(2)-2

お、装置の各機構に関する説明は図中に記載する。図 3.2.1.1(2)-2 に示した切断装置を
上部格子板に設置する状況を図 3.2.1.1(2)-3 に示す。
④

試験体回収装置の設計条件、装置概要
上部格子板からの試験体採取において、切断装置の他に炉内に設置が必要な装置として試験体を回収するための装置を検討する。回収装置に要求される機能及び設計条件を以下に示す。
a)

回収装置も切断装置同様、上部格子板の 1 つの格子から設置が可能なサイズとする必要がある。

b)

回収は切断した試験体が落下したものを受ける方法もあるが、炉内からドライヤ・
セパレータプール(以下、「DSP」という)等で別の容器に移すためには別に把持す
る治具が必要になることから、今回は切断前から切断される部位を把持しておき、切断後は装置回収と同時に試験体が回収できる装置を検討する。

c)

試験体を把持する機構には上下にエアシリンダを配置し、上下それぞれから挟み込む方式とする。把持部は格子板内側を通過可能な寸法とする必要がある一方、挟み込むためには切断対象となる格子板上部まで突き出す必要があるため、把持機構そのものを前方へ移動させる機構が必要である。

d)

上下に挟みこむことで把持は可能だが、切断中には試験体(格子板)が振動することが想定されるため、把持機構を固定する機構(押付け機構)も合わせて設ける。押付け機構も、把持機構同様エアシリンダを用いる計画である。

e)

切断した試験体は d)記載の機構により把持した状態を維持したまま押付け機構を解除することで、回収装置内部に引き込むことができるため、回収装置引上げ中に万が一試験体のバランスが崩れて落下した場合にも炉内への落下を防ぐことができる。なお、現時点では DSP 等に設置した比較的大きな容器内に回収した試験体を入れるところまでを一連の作業範囲として検討しているが、回収した装置を更に細断する あるいは 指定の容器に指定の姿勢で入れる等の要求がある場合には、回収機構に更なる機能を追加するか、別装置による試験体の取り扱いを検討する。

f)

回収装置も切断装置同様、上部格子板への設置を容易にするため、装置下端に挿入ガイドを設ける。
以上の条件を反映して検討して概略設計を行った試験体回収装置を図 3.2.1.1(2)-4に、③項記載の切断装置と組み合わせて切断を行う際のイメージを図 3.2.1.1(2)-5 に示す。
⑤

試験体採取工事のプロセス
本項では、上部格子板に試験体切断装置及び試験体採取装置を設置した後の一連の工事作業のプロセスを以下、図 3.2.1.1(2)-6 に記載する。当該箇所からの試験体採取の完了後、次の試験体採取箇所へ試験体切断装置及び試験体回収装置設置し、図中①～3.2.1.1(2)-3

⑫の作業を実施する。
上部格子板からの試験体採取においては、上述の通り、試験体切断装置及び試験体採取装置を用いることにより 1 つのセルから試験体を採取・回収できる工法を立案できた。一方で、1 つのセルから試験体を複数採取するためには、加工ユニットを小型化して格子内での可動域を大きくする必要がある。令和４年度の検討において、工法の適用性については見通しが得られたことから、切断可能な裕度を見極める検証を行い小型化が可能か検討することも今後の検討項目とする。なお、装置の小型化が難しい
場合には、代替案として例えば切断装置を対面側に設置することで同等の切断が可能
か等についても検討を行い、1 つのセルから複数の試験体を採取可能な工法を立案する。
【炉心シュラウド】
a)

切断した試験体がシュラウド外側に落下しないよう、外側から当該部を押さえて加工工具内(円筒状の工具内側)又は加工ユニット内部で試験体を受けられる構造とする。試験体落下のリスクが考えられる場合には、落下防止治具の事前設置や切断後の回収治具を検討する。

b)

アクセスユニット、加工ユニットを別の格子からアクセスさせるため、加工部近傍の外部カメラでの監視が難しい可能性もあるため、加工ユニットには必要に応じて加工状態監視カメラを設置することを検討する。

c)

DM 時は発生するスワーフを、切削加工時には排出される切粉を回収する治具を別途検討する。

3.2.1.1(2)-42)試験体採取における実機工事に関する検討
現地工事における機器構成及び全体配置案は上部格子板の実施工を念頭に検討した。
上部格子板の実機施工においては、今回の検討において計画した切断装置と回収装置の他に切断装置制御盤、エアシリンダの操作盤等の切断作業に必要な機器、回収した試験体を一時保管する保管容器、作業中の炉内監視を行う機材、万が一装置故障が発生した場合に備えての動作確認用機材等の準備が必要となる。
実機施工における主な機器構成(系統図)及び 機材の全体配置計画案を図 3.2.1.1(2)7 に、治工具を含む実施工時に必要な機材リストを表 3.2.1.1(2)-3 に示す。なお、機材の配置については現場の状況や他作業との干渉等に応じて、適宜計画の見直しをする可能性がある。

3)

実機施工時の作業手順及び実機工程の検討
本項では、上部格子板を例に実機施工時の作業手順及び実機工程(案)を記載する。実機施工時の作業として、機材準備・試験体採取・機材片付及び機材搬出までの一連の作業手順を図 3.2.1.1(2)-8 に示す。また、オペフロのレイダウンの計画を図 3.2.1.1(2)-9に示す

4)試験体の収納、輸送方法の設定
炉内から採取した試験体(上部格子板、あるいは炉心シュラウド)は、輸送までの間、試験体保管容器に収納し、水遮蔽を活用して水中にて保管する。保管試験体の A 型輸
送用輸送容器への試験体収納手順を以下に示す。輸送容器は水中に浸漬しないため、基本的には輸送容器外表面は汚染しない。

1.

輸送容器を吊り上げ、試験体が保管されているプール水上面に移動する。

2.

底部のシャッターを開口し、輸送容器専用バスケットを水中に下降する。

3.

輸送容器専用バスケットに試験体が保管された容器をそのまま収納する。

4.

輸送容器専用バスケットを上昇させ、輸送容器内に引き入れる。

5.

底部のシャッターを閉止する。
上記の通り、輸送容器は、水中で保管された容器を、輸送容器専用バスケット内に収納した上で、輸送容器に収納する。なお、容器は搬出前に容器外表面をスミヤ測定し、表面密度が輸送基準値以下であることを確認した後に、管理区域からの搬出と輸送を実施する。
輸送実施にあたっては、事前に輸送計画書、防護計画書(輸送計画書と防護計画書を兼用する場合がある)を作成する。なお、電力殿により、必要となる計画書が異なる場
合は、輸送に必要な書類を事前に作成するものとする。
また、輸送に先立ち、原子力損害賠償補償契約(文部科学省所管)及び原子力輸送賠償責任保険(日本原子力保険プール所管)を付保した上で輸送を実施するものとする。

3.2.1.1(2)-5

5)工事体制及び現地体制
工 事は原 子力 規制庁 、並 びに研 究受 託機関 が事 業者と 連携 して実 施す る。図3.2.1.1(2)-8 に示した作業手順で本工事を実施するとした場合の現地(サイト)の工事実
施側の体制の例を図 3.2.1.1(2)-10 に示す。

3.2.1.1(2)-6

表 3.2.1.1(2)-1工法

切断工法の比較結果

概要

メリット

デメリット

切断対象部の金属と電極の隙間に放・加工精度が良い。

・加工時間が長い。

電することで、発生する熱で金属を溶・対象面に非接触のため、表面状態の影・専用の電源盤や電極が必要であり、かして切断する。

響を受けにくい。

比較的コストがかかる。

EDM

評価
〇

・加工時の反力受が不要。
・水中での適用可、実績も多数有り。
・他の熱的切断方法と比較して、入熱量が少なく熱影響が軽微
20000℃以上の高温に加熱されたイ

プラズマ切断3.2.1.1(2)-7

レーザ切断

ウォータ
ジェット切断・厚板でも加工可能。

・気中でないとガス噴射できないた

オン化ガスを噴射し、熱で金属を溶かめ、高性能のシールド機能が必要で、して切断する。

水中適用は現実的ではない。

集光したレーザを対象部に直接照射・切断速度が早い。

・レーザ発振器及び伝送系機器等、機し、熱で溶融した金属を溶かしアシス

・切断面が比較的綺麗になる。

器構成が大がかりかつ複雑。

トガスで吹き飛ばして切断する。

・水中での適用可。

・コスト大

高圧に加圧した水をノズルから噴射・熱を使わないため変形が発生しない。

・金属の加工ができない。

し、高速かつ高密度の水が発生するエ・水中適用可。

・水噴射するための高圧ポンプ及びネルギーで対象物を切断する。

・加工媒体に炉水を利用できる。

水搬送の機材が必要となり、機器構成

×

△

×

が比較的大がかりとなる。
アブレシブ
ジェット切断工具での切削加工

ウォータジェットに研磨剤を配合す

・熱を使わないため変形が発生しない。

・研磨剤が飛散するため、上記に加えることで、ウォータジェットよりさら・水中適用可。

て回収機構も必要となる。

に切断性能を上げた切断工法

・加工媒体に炉水を利用できる。

金属製の工具を使用して、対象部又は・汎用工具を利用可能なため、切断のた・対象部に接触して加工するため、反工具を回転させることにより、対象部

めの特殊設備は不要。

力受が必要となる。

を削りながら除去し切断する。

・水中適用可。

・切断量に応じて切削屑が発生する。

×◎表 3.2.1.1(2)-2

工具の種類

切削工具の比較検討結果

適用性検討結果

適用可能性

上部格子板に適用する場合、バンドソーが板をまたぐように加工ユニットを構成する必要がある。バンドソーの送り量も上部格子板
高さ方向寸法(330 ㎜)以上とする必要がある
バンドソー

ため装置サイズが大きくなる。装置が大きい

中ため、刃が食い込んでしまった際の復旧も困難となる。また、装置を固定した状態で切断すると、切断部が曲がっていく可能性もある。
1 つの格子内に設置する装置構成にできれば、刃を隣接する格子内に突き出させ かつ刃を回転させるユニットごと上下に移動す
ディスクソー

ることで切断が可能であり、比較的シンプルな装置構成にできる。隣接する格子からのア

大クセスも可能であることから、刃が食い込んでしまった際の復旧はバンドソーよりも容易である。
円筒状の刃物であるエンドミルは、接触面積が大きく除去量(加工量)がバンドソーやディスクソーと比較して多くなる。エンドミル
エンドミル

だと一度の送りでは切断できず、数回に分けて切断する必要があり、加工時間が長くなる。ただし、刃が食い込んでしまった場合の復旧は容易にできる。

3.2.1.1(2)-8

中表 3.2.1.1(2)-3

機材名称

実機試験体採取工事の使用機材

数量

備考
試験体サイズの変更があった場合には

1

上部格子板切断装置

1

複数種(左右勝手違い等)を準備する可能性がある。

2

回収装置

1

3

切断刃

10(仮)

4

切断装置制御盤1

5

切断装置エア操作盤

1

6

回収装置エア操作盤

1

7

電源ケーブル、エアホース

1式

8

シルバーホイスト

2

耐久性に応じて変更する。

サイト設備から各盤までの一次側接続
用
原子炉ウェル上を走行移動可能 かつ

9

作業用台車

1式

ホイスト＋装置荷重を受ける強度を有
するもの。

10

天井クレーン

1式

11

操作ポール

1式

12

試験体保管容器(仮)113

回収用傾斜架台(仮)114試験体保管容器715

試験体移動用つかみ具(仮)116

水中カメラ(照明付属)

2

17広域水中照明灯

2

作業環境によっては 1 台でも可。

18

水槽

1

装置の動作確認のため。

19

作業監視用モニタ、録画機材

1式

20

装置予備品

適宜

今後、詳細検討。

21

一般工具

適宜

装置メンテナンス他 で使用。

22

消耗品

適宜

養生シート、ウェス、ロープ、テープ 他

23

エリア設定用各種機材

適宜

散水ホース、エリア区分用バリア 他

3.2.1.1(2)-9

機材搬入・移動時に使用。
装置据付時の補助等 必要に応じて使用。
詳細検討要固定装置→保管容器に移動するときの補助架台。詳細検討要。
詳細仕様確定次第、検討予定。
保管容器→輸送容器への試験体移動用。仕様確定次第検討予定。
放射線劣化の可能性あり、予備品の要否検討要。

図 3.2.1.1(2)-1

上部格子板の切断イメージ

3.2.1.1(2)-10

回転機構

上下駆動モータ

回転駆動モー タ＋切断刃 取

上下移動(直動)用、付ベース

水密化する。

モータは水密化する。
加工ユニット
切断刃(ディスクソー)

回転機構＋上下機構
上部格子板着座部

B

切断装置の自重を利用して切断時の振動・浮上がりを接触パッド抑制できるよう、格子板上切断する試料採取に隣接設面に着座する。

置する可能性を考慮し、格A子板との接触面には樹脂パッドを設ける。

挿入ガイド

加工ユニットスライド機構

上部格子板内に装置を挿入す

1 度の切断装置の設置で 2 箇るときのガイド。格子板と接所の切断を行う際に、切断位置触するため樹脂製とする。

を変更可能とする機構。エアシ
リンダ駆動。

図 3.2.1.1(2)-2 (1/2)

3.2.1.1(2)-11切断装置の概要

A 矢視

左右固定機構切断装置の側面に押付け固定機
構を設ける。上部格子板を挟みこみ、外側のエアシリンダを駆動することで装置全体を格子板の内面に押付ける。

B 矢視
前後固定機構切断刃の反対面にも上部
格子板内で装置を固定するため、エアシリンダにより押付ける。
また前後固定機構を利用して切断刃を前方の切断位置に設定できる。

左右固定機構切断装置の側面に押付け固定機構を設ける。上部格子板を挟みこみ、外側のエアシリンダを駆動することで装置全体を格
子板の内面に押付ける。

図 3.2.1.1(2)-2 (2/2)

3.2.1.1(2)-12切断装置の概要

搬入用ワイヤ

切断装置

上部格子板

装置挿入時(対象となる格子位置への装置の挿入)

着座した状態

図 3.2.1.1(2)-3切断装置の設置

3.2.1.1(2)-13

左右固定機構
切断装置の側面に押付け固定機構を設ける。上部格子板を挟みこみ、外側のエアシリン
ダを駆動することで装置全体を格子板の内面に押付ける。

試料把持機構
格子板内に設置後、把持部を前方へ移動→上下に移動の2 段階で切断部を把持する。

押付け機構（背面）切断装置同様、格子板内に設
置後、装置全体を固定するための左右／前後押付け機構を設ける。

試料把持機構を上下に試料把持機構を前に押し出すこと
で上部格子を把持可能。

開放する。
図 3.2.1.1(2)-4

試験体回収装置の概要

3.2.1.1(2)-14

搬入用ワイヤ

試料回収装置切断装置と切断対象
面を挟んで正対する格子に設置する。

切断装置(設置済み)

切断装置
試料回収装置

図 3.2.1.1(2)-5試験体採取装置の設置

3.2.1.1(2)-15

試料切断装置
試料回収装置①

上部格子板に試験体切断装置及び試験体採取装置を設置する。

把持機構を上部
格子板に設置②

試験体採取装置の把持機構を上部格子板に設置する。
図 3.2.1.1(2)-6 (1/6)

試験体採取工事作業

3.2.1.1(2)-16

③上部格子板の切断を開始する。

加工ユニット(切断装置送り機構)により、切断刃(ディスクソー)を下降させ、上部格子板を切断する。

④

上部格子板の切断(切断中)

図 3.2.1.1(2)-6 (2/6)

試験体採取工事作業

3.2.1.1(2)-17⑤⑥

上部格子板の切断(切断完了)

上部格子板(片側)の切断完了(切断刃(ディスクソー)を初期位置に戻す)
図 3.2.1.1(2)-6 (3/6)

試験体採取工事作業

3.2.1.1(2)-18

⑦加工ユニットスライド機構により切断刃(ディスクソー)の位置を変更する。

⑥～⑨の作業による切断面⑧

上部格子板の切断(切断中)

図 3.2.1.1(2)-6 (4/6)

試験体採取工事作業

3.2.1.1(2)-19⑨⑩

上部格子板の切断(切断完了)

上部格子板(両側)の切断完了(切断刃(ディスクソー)を初期位置に戻す)
図 3.2.1.1(2)-6 (5/6)

試験体採取工事作業

3.2.1.1(2)-20

⑪

把持機構をスライドさせ切断した試験体を試験体回収装置内に移動する。

⑫

試験体回収装置を取り外す。試験体仮保管位置へ移動し試験体を保管。
図 3.2.1.1(2)-6 (6/6)

試験体採取工事作業

3.2.1.1(2)-21

3.2.1.1(2)-22
図 3.2.1.1(2)-7 (1/2)

システム系統図(案)3.2.1.1(2)-23
図 3.2.1.1-7 (2/2)

機器全体配置計画(案)3.2.1.1(2)-24
図 3.2.1.1(2)-8 (1/9)

上部格子板からの試験体採取

作業手順

3.2.1.1(2)-25
図 3.2.1.1(2)-8 (2/9)

上部格子板からの試験体採取

作業手順

3.2.1.1(2)-26
以降、繰り返し作業である
ため、作業概要図は省略

図 3.2.1.1(2)-8 (3/9)

上部格子板からの試験体採取

作業手順

3.2.1.1(2)-27
図 3.2.1.1(2)-8 (4/9)

上部格子板からの試験体採取

作業手順

3.2.1.1(2)-28
図 3.2.1.1(2)-8 (5/9)

上部格子板からの試験体採取

作業手順

3.2.1.1(2)-29
図 3.2.1.1(2)-8 (6/9)

上部格子板からの試験体採取

作業手順

3.2.1.1(2)-30
図 3.2.1.1(2)-8 (7/9)

上部格子板からの試験体採取

作業手順

3.2.1.1(2)-31
図 3.2.1.1(2)-8 (8/9)

上部格子板からの試験体採取

作業手順

3.2.1.1(2)-32
図 3.2.1.1(2)-8 (9/9) 上部格子板からの試験体採取 作業手順

3.2.1.1(2)-33
図 3.2.1.1(2)-9

オペフロのレイダウン計画

3.2.1.1(3)-34
放射線管理
担当者

異物混入
防止監視員

安全衛生
担当者

映像確認

図 3.2.1.1(2)-10

放射線管理
責任者

安全衛生
責任者

現地(サイト)体制図(例)

技派
（担当）

技派
（責任者）

工事担当者
（監督）

作業員

電気取扱
責任者

工事責任者
（設備責）

工事担当
副所長

所長

担当者

品質管理

品質管理
責任者

総務担当者

総務担当
責任者

(3)

実機工事に向けたロードマップの検討
実機での試験体及び試験片採取に向けた設計、製作、現地工事、輸送及び照射後試験
施設での試験に関する工事に向けたロードマップ案を表 3.2.1.1(3)-1、2 及び図
3.2.1.1(3)- 1 に整理した。上部格子板からの試験体採取を令和８年度(2026 年度)に実施することを想定して令和６年度(2024 年度)には設計検証を含めた詳細設計とし、令和７年度(2025 年度)には装置の製作、検証試験を実施することとして検討した。炉心
シュラウドから試験体採取については、上部格子板からの試験体採取の翌年に実施できるよう各年度展開を検討した。

3.2.1.1(3)-1

表 3.2.1.1(3)-1

実機工事に向けたロードマップ(上部格子板)

実施年度

実施内容
前提条件整理切断工法検討2023 年度

切断装置検討
切断装置概略設計
施工要領概略検討
設計検証項目詳細検討
事前検証試験(設計図、設計検証)

2024 年度

詳細設計(組立図・部品図)
試験体保管容器設計
取扱治具設計部品製作
組立/試験検査上部格子板

2025 年度

試験体採取

検証試験計画、試験要領書作成
試験機材準備検証試験(モックアップ体使用)
実機施工計画習熟訓練

2026 年度

試験体採取工事
試験体輸送
破壊靭性試験①(試験体加工含む)

2027 年度

放射能測定
照射量解析
試験体返送
破壊靭性試験②(試験体加工含む)

2028 年度

放射能測定
照射量解析
試験体返送

3.2.1.1(3)-2

表 3.2.1.1(3)-2

実機工事に向けた各年度のロードマップ(炉心シュラウド)

実施年度

実施内容
前提条件整理2023 年度

切断工法検討
切断装置概略設計
施工要領概略検討

2025 年度

設計検証項目詳細検討
事前検証(設計図、設計検証)
詳細設計
試験体保管容器設計
部品製作
組立/試験検査

炉心シュラウド

2026 年度

試験体採取

検証試験計画、試験要領書作成
試験機材準備検証試験(モックアップ体)
実機施工計画習熟訓練

2027 年度

試験体採取工事
試験体輸送
破壊靭性試験①(試験体加工含む)

2028 年度

放射能測定
照射量解析
試験体返送
破壊靭性試験②(試験体加工含む)

2029 年度

放射能測定
照射量解析
試験体返送

3.2.1.1(3)-3

年度
月

2023
4

5

6

Ｈ-１

7

8

9

2024

10 11 12

原子炉解体

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10 11 12

2025
1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

2026
11 12

1

2

3

4

第2段階

5

6

7

Ｈ-１

8

9

10

2027
11 12

原子炉解体

本研究実施期間【実施内容】
・前提条件整理・切断工法検討
・切断装置検討
・切断装置概略設計
・施工要領概略検討

試験体寸法決定
上部格子板
試験体採取

装置概念検討

2

3

4

5

6

7

本研究実施期間【実施内容（案）】・設計検証項目詳細検討
・事前検証試験・詳細設計
・試料保管容器設計
・取扱治具設計

仕様調整

本研究実施期間

2028

10

11 12

1

2

本研究実施期間

上部格子板からの試験体採取

シュラウドからの試験体採取【実施内容（案）】・破壊靭性試験・放射能測定・照射量解析
・試験体返送【実施内容（案）】・習熟訓練
・試験体採取工事・試験体輸送【実施内容（案）】・部品製作
・組立/試験検査
・検証試験計画、試験要領書作成
・試験機材準備・検証試験（モックアップ体）
・実機施工計画

仕様調整

仕様調整

仕様調整

契約調整

契約調整

契約調整

本研究実施期間

習熟訓練

長LT品手配

3

4

5

6

7

8

9

2029

10

11 12

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11 12

1

契約調整

加工①（予亀裂導入含む）

加工②（予亀裂導入含む）

破壊靭性試験①

破壊靭性試験②

試験体返送

試験体返送

試験体採取工事検証試験（研究棟）

放射能量測定試験体輸送【実施内容】
・前提条件整理・切断工法検討【実施内容（案）】・切断装置概略設計
・施工要領概略検討
・設計検証項目詳細検討
・事前検証
・詳細設計
・試料保管容器設計

試験体寸法決
切断機試験
装置設計

仕様調整
契約調整
詳細設計

【実施内容（案）】・習熟訓練
・試験体採取工事・試験体輸送

仕様調整

照射量解析

習熟訓練

長LT品手配短長LT品手装置組立検証試験（研究棟）【実施内容（案）】・破壊靭性試験・放射能測定・照射量解析
・試験体返送

仕様調整

契約調整

契約調整

オペフロレイダウン調整
エリア作成
試験体採取工事
試験体輸送

図 3.2.1.1(3)-1

放射能量測定照射量解析【実施内容（案）】・部品製作
・組立/試験検査
・検証試験計画、試験要領書作成
・試験機材準備・検証試験（モックアップ体）
・実機施工計画

仕様調整【実施内容（案）】・破壊靭性試験・放射能測定・照射量解析
・試験体返送

仕様調整

エリア作成

装置組立

本研究実施期間

本研究実施期間

契約調整

オペフロレイダウン調整

短長LT品手概念検討

9

フェーズ２（仮）

詳細設計

シュラウド
試験体採取

8

第3段階

フェーズ１
主要工程

1

【実施内容（案）】・破壊靭性試験・放射能測定・照射量解析
・試験体返送

仕様調整

契約調整

契約調整

加工①（予亀裂導入含む）

加工②（予亀裂導入含む）

破壊靭性試験①

破壊靭性試験②

試験体返送

試験体返送

放射能量測定放射能量測定

照射量解析

照射量解析

全体工程案

3.2.1.1(3)-42

3

3.2.1.2

機器解体時の試験体採取工法の工事基本実施計画の策定(廃炉工事に同調したサンプリング)

同調サンプリング工法は、廃止措置の第三段階で原子炉や炉内機器の廃棄工事が始まり、対象機器の上部格子版や炉心シュラウドが原子炉内より切断撤去され、原子炉内より廃棄のため取り出すタイミングに同調し、原子炉建屋のオペレーションフロア
の使用済み燃料貯蔵プール(以下、「SFP」という)や DSP で試験体を切断採取する工事である。
国内の大型改造工事案件等で実施された試験体採取実施例を調査し、それらを踏まえて、工事基本実施計画として同調サンプリングにおける試験体採取作業フロー、試
験体採取作業ステップ、解体工事側との調整事項等をまとめた。
(1) 国内の大型改造工事案件等で実施された試験体採取実施例を調査
国内の大型改造工事案件等で実施された試験体採取実施例として、独立行政法人
原子力安全基盤機構(JNES)の照射誘起応力腐食割れ健全性評価法検証事業(以下、「IIA
事業」という)[3.2.1.2(1)-1]で実施した炉心シュラウドからの解体時サンプリングがある。
試験体採取工法の具体化に向けた工法に関連する内容について整理した結果を示す。
なお IIA 事業では予防保全として実施した炉内構造物取替工事にて廃棄となった炉内構造物から試験体採取が計画されたが、平成 23 年東北地方太平洋沖地震の影響により中止となった。
IIA 事業では東京電力福島第一原子力発電所 4 号機を対象とし、取替後の炉心シュ
ラウド中間胴から H4 溶接線を含むように瓦状に、周方向 3 ヶ所から供試材を 3 個採
取し、B 型輸送容器で輸送する計画であった。切断計画において、供試材 3 個全て、仮保管容器に収まるよう、供試材サイズ(寸法及び重量)が決められ、仮保管容器と合わせた重量が約 140kg になるよう切断収納計画が決められていた。切断計画内容は、以下の通りであった。
供試材切断作業フローを図 3.2.1.2(1)-1、供試材切断作業ステップ図を図 3.2.1.2 (1)2 に示す。炉心シュラウドの内、H４溶接線を含む上中間胴は一次切断後、DSP へ移送され、DSP に設置された二次切断用架台上で細断する。二次切断にはアブレッシブ・
ウォータジェット(以下、「AWJ」という)切断工法が適用され、上部から順次細断し、供試材を収納容器に収める。供試材を採取する H4 溶接線を含む瓦状切断片は、予めDSP 内ウエル側エリアに設定した供試材切断用架台の上に仮置きし、供試材採取前に供試材を識別できるよう、二次切断用 AWJ を用いて、先ず供試材に識別マーキングを実施した後、供試材を 1 個切断採取する。同様に周方向位置が異なる H4 溶接線を含む瓦状切断片から各 1 個ずつ供試材を切断採取し、合計 3 個、供試材を仮収納容器に収納する。なお供試材を採取した後の残材は、他の二次切断片と一緒に収納容器(二次切断用)に収納される。供試材採取作業が完了した後、仮収納容器を所定の DSP 内保

3.2.1.2(1)-1

管場所に移動・一時保管(湿式)する。最後に供試材切断用架台を撤去し、作業を完了させる。

＜参考文献＞[3.2.1.2(1)-1]

独立行政法人 原子力安全基盤機構，平成 22 年度 照射誘起応力
腐食割れ健全性評価法検証に関する報告書，11 原高安-0012，平成
24 年 4 月[3.2.1.2(1)-2]

東京電力(株)福島第一原子力発電所，シュラウド取替工事について，
パンフレット3.2.1.2(1)-2

上部炉心シュラウド二次切断作業(DSP)
１.事前準備作業
DSP 内ウエル側エリアに供試材切断用架台を設置

二次切断
(AWJ)

(1a)上部炉心シュラウドより供試材採取用切断片を切断(AWJ)

二次切断
(AWJ)

２.供試材切断作業(2a)供試材採取用切断片を供試材切断用架台に設置(2b)供試材に識別マーキング(AWJ)繰返し 3 回
周方向角度：
試料１(311°～328°)(2c)供試材の切り出し(AWJ)(2d)供試材のハンドリング(2e)供試材を仮収納容器に収納(2f)DSP 内保管場所に移動/一時保管
３.片付け作業
DSP 内ウエル側エリアの供試材切断用架台を撤去

図 3.2.1.2(1)-1

供試材切断作業フロー

3.2.1.2(1)-3

試料２(210°～227°)
試料３(18°～35°)二次切断エリア

図ａ

(DSP

水中移動
写真 a
供試材切断用架台(図に追加)[出典]
東京電力 HD パンプレット [3.2.1.2(1)-2] 「シュラ
ウド取替工事について」より抜粋(図 a 及び
写真 a)

【二次切断エリア】(1a)縦切断 縦切断

H4 溶接線縦切断

残材

上部炉心シュラウド
(2a)切断片を移動(例)AWJ 切断状況
【供試材切断用架台上】(2e)仮保管容器への収納(2b)マーキング(AWJ)
残材

(2c)
周方向切断

(2d)移動(2f)移動【DSP 内保管場所】

周方向切断
供試材切断用架台
図 3.2.1.2(1)-2

供試材切断作業ステップ図

3.2.1.2(1)-4[出典]
図及び写真は、
IIA 事 業 報 告 書[3.2.1.2(1)-1] よ り 抜粋。(一部図を加工)(2) 炉内機器解体時の試験体採取工法の工事基本実施計画の検討
1) 試験体採取作業フロー及び解体工事側との調整事項の検討
廃止措置の第三段階で原子炉や炉内機器の廃棄工事が始まると、解体工事側で対象機器の炉心シュラウドや上部格子板は一次切断され炉内から取り外され、原子炉建屋
DSP へ移動し仮置きされる。炉心シュラウド及び上部格子板の廃棄物は、低レベル放射性廃棄物の内、放射能レベルが比較的高いもの(L1 廃棄物)[3.2.1.2(2)-1]に該当し、L1 廃棄物を収納させるための容器(L1 容器)に入る寸法に、DSP 内で二次切断し収納する。
同調サンプリングでは、解体工事側の DSP での二次切断過程のタイミングに同調して、二次切断された廃棄物の一部(以下、「サンプル材」という)を、研究工事の試験体採取工事側で受取り、サンプル材から試験体を切断採取する工事である。
図 3.2.1.2(2)-1 及び図 3.2.1.2(2)-2 に、炉心シュラウド及び上部格子板の試験体採取
作業フローを示す。本検討では供試材採取エリアとして、解体工事作業に干渉しない場所として、SFP 内に設定することとした。なお SFP 内を供試材採取エリアに設定する場合は、供試材採取用作業スペースを確保できるよう、SFP 内の機器(制御棒案内管、制御棒、燃料支持金具、燃料ラック等)を予め撤去しておく必要がある。
その他に同調サンプリングにおいて、解体工事側との調整が必要となる事項を表
3.2.1.2(2)-1 に整理して示す。主要な調整事項を以下に示す。
試験体採取にあたって、二次切断位置および廃棄物の形状について問題がないか、
事前に解体工事側の切断計画を確認しておく必要がある。
また炉心シュラウドは周方向に照射量分布があり、目標としている照射量範囲から正確に試験体を採取する為には、二次切断の過程で試験体採取位置を特定しておく必要がある。炉心シュラウド中間胴には角度方向の基準線がない為、炉心シュラウド内
面(または外面)にマーキングが必要であり、試験体採取工事側でマーキング装置を準備する必要がある。また炉心シュラウドの二次切断作業前に基準線をマーキングする必要がある。
2) 試験体採取作業ステップの検討
解体工事側で、炉心シュラウド及び上部格子板ともに L1 容器に収納できる大きさまで二次切断されたサンプル材を、試験体採取工事(本受託)側へ受渡しが行われるものとして検討した。L1 容器の本体容器外径寸法は縦 1.6m×横 1.6m×高 1.6m [3.2.1.2(2)-2]であり、この容器に追加遮蔽体を入れる構造になっている為、容器内径寸法はこれより小さくなるものと推測する。
図 3.2.1.2(2)-3 及び図 3.2.1.2(2)-4 にそれぞれ炉心シュラウドを対象としたサンプル
材からの試験体採取作業プロセス概略図を示す。試験体採取作業プロセス概念図を元に、現地作業での詳細ステップの検討を行った。代表として炉心シュラウドからの試
験体採取のステップを以下に示す。図 3.2.1.2(2)-5 に炉心シュラウドからの試験体採取

3.2.1.2(2)-1

の詳細ステップ図に示す。なお、国内 BWR の原子炉建屋内部のオペレーションフロ
アの各種プールの配置や、天井クレーン、燃料交換機等のユーティリティー設備は基本的に共通であることから、代表的な配置とユーティリティー想定に基づき、試験体採取作業の詳細ステップ図を図示した。
STEP 1：炉心シュラウドサンプル材を SFP へ移動(図 3.2.1.2(2)-5 (1/4))
STEP1-1：炉心シュラウドサンプル材に吊具取付け① 天井クレーンで吊り具を DSP 内に吊り下し、サンプル材を把持する② サンプル材を吊り上げる
STEP1-2：SFP ゲートを通過① 天井クレーンでサンプル材を移動させ SFP ゲート部を通過させる
STEP1-3：炉心シュラウドサンプル材を SFP の仮置き架台に設置① サンプル材を SFP に設置してある仮置き架台に設置
STEP 2：炉心シュラウドサンプル材の細断(図 3.2.1.2(2)-5 (2/4))
STEP2-1：炉心シュラウドサンプル材を細断用架台に設置① 吊り具を天井クレーンからウェル側作業台車に付け替える② 吊り具にて吊り上げ、試験体切断装置上に移動させる③ 切断装置上に設置してある細断架台にサンプル材を設置
STEP2-2 試験体収納バスケット設置、刻印、マーキングの実施① 試験体収納バスケットを切断装置の横に設置② 残材収納ボックスを切断装置の横に設置③ 細断後の各試験体を区別するため、テンプレートを使用し、マーキング及び刻印を行う
STEP2-3 炉心シュラウドサンプル材を必要寸法まで細断①

細断架台で調整し、サンプル材を必要寸法まで細断

STEP2-4 切断試験体をバスケットに収納① 吊り具にて吊り上げ、試験体収納ボックス・残材収納ボックスにそれぞれ収納STEP 3：残材移動(図 3.2.1.2(2)-5 (3/4))
STEP3-1：残材を DSP に移動し、解体工事側へ引渡し① 天井クレーンで残材収納ボックスを吊り上げ、DSP 仮保管エリアまで移動させ仮置きする
STEP 4：A 型輸送容器への収納・搬出・引渡し(図 3.2.1.2(2)-5 (4/4))

3.2.1.2(2)-2

STEP4-1：試験体バスケットの輸送容器への収納① A 型輸送容器のふたを仮置き場所で開け、天井クレーンでバスケット
直上に移動② バスケットを輸送容器に収納し蓋を閉める。
③ オペフロの輸送容器仮置きエリアに設置④ 天井クレーンで輸送容器を吊り上げ、大物搬入口でトラックに載せる一連の試験体採取作業が完了後、続けて片付け作業を実施することを基本とする。
試験体採取工事側で準備した切断装置、切断架台等を洗浄し除却する。試験体採取側の片付け作業と解体工事側の作業が作業干渉しないよう調整を行う。
表 3.2.1.2(2)-2 に試験体採取工事における現地作業項目を示す。
これらの試験体採取ステップ、作業項目を踏まえて、表 3.2.1.2(2)-3 に試験体採取工事における準備が必要な機材等を示す。切断装置、把持具、作業台車等、サンプル材の細断用架台、供試材収納容器／残材保管容器等(吊具含む)、供試材採取に関連する機材類を準備する。
なお試験体採取工事では、解体工事とは別に遠隔水中切断、試験体の取扱い作業等、試験体採取に必要な試験・モックアップ・トレーニングを計画・実施し、一連の試験体採取に関連する作業内容を確認する。
3) 試験体採取手順の具体化に向けた課題および対策方針の整理
同調サンプリングにおける試験体採取の作業フローと詳細ステップを検討し、各作業項目における課題を抽出した。供試材採取手順の具体化に向け、抽出した課題に対する対応方針を表 3.2.1.2(2)-4 に整理した。

＜参考文献＞[3.2.1.2(2)-1]

原子力製作担当室 低レベル放射性廃棄物等の処理・処分を巡る動
向等について、第 44 回原子力委員会 参考資料第 1 号、令和 3 年
12 月 21 日[3.2.1.2(2)-2]

中山真一、「放射性廃棄物の処理・処分に関する原子力安全マネー
ジメント学」、国立研究開発法人連携講座「原子力安全マネージメ
ント学」講座設立記念シンポジウム、令和 3 年 1 月 13 日

3.2.1.2(2)-3

表 3.2.1.2(2)-1

解体工事側との調整事項

No.

項目

調整事項

対象*

1

切断線の干渉
回避

T/S

切断計画

2

基準線の設定方法

供試材採取に対し、対象構造物である上部格子板や炉心シュラウドの解体・収納
計画時の切断線に干渉しないように、予め切断計画へ反映。
所定位置より供試材採取ができるよう、
基準線の設定方法の調整。

S

3

受渡し方法

T/S

4

作業エリア
及び
保管場所

サンプル材の受渡し方法、作業範囲の調整。
作業エリア及びサンプル材の保管場所
の調整。

作業要領
(マーキング等)
検査記録表
所掌範囲

5

準備作業調整(場所/時期)

試験体採取工事と解体工事との作業干
渉の回避。

T/S

6

作業干渉回避(場所/時期)

試験体採取工事と解体工事との作業干渉の回避。
※サンプル採取作業は、炉内構造物解体完了(プール水抜き)までに完了。

T/S

7

切断装置電源

切断装置に必要な仮設電源の調整。

T/S

8

残材処理

サンプル採取後の残材の処理方法の調
整。

T/S

T/S

備考

・レイアウト(ｵﾍﾟﾌﾛ、DSP、SFP)
・作業スペース等確保(機材撤去等)
・作業調整(場所/時期/時間)
・解体撤去工程
・輸送容器搬出入・天井ｸﾚｰﾝ使用 等[準備/設置作業]
・作業架台
・仮保管容器・収納容器(A 型輸送容器用)
・L1 容器＋荷重分散
架台(調整次第)
・作業台車
・作業治具類
・制御装置 等
[借用 or 準備]
仮設分電盤
・収納計画
・作業要領
(収納/水抜き/
検査/輸送/保管)・天井ｸﾚｰﾝ使用[準備/設置作業]
・残材収納容器＊：T は上部格子板、S は炉心シュラウド

3.2.1.2(2)-4

表 3.2.1.2(2)-2
No.
1

2
3

準備作業

切断作業
(1)
切断作業
(2)

4

収納作業
(1)

5

収納作業
(2)

6

洗浄・
水抜き、
測定作業
搬出作業(1)
搬出作業(2)
片付け作業

7
8
9

試験体採取工事における現地作業項目

現地作業項目・切断装置/制御装置、仮置収納容器、治工具搬入
・仮設電源への接続
・ケーブル敷設・作業架台、仮置保管容器の設置
・残材保管容器搬入・レイアウト調整・
周辺環境整備(養生)等
・装置/設備組立
・作業台車
・装置動作確認・A 型輸送容器搬入・二次切断(廃止措置計画)・サンプル材の DSP 内
仮置きエリアへの移動
・サンプル材の供試材採取エリアへの移動
・供試材採取作業(細断)・供試材を収納容器(バスケット)への収納・切粉回収作業/切断場所清掃
・残材・切粉の受渡し
・収納容器(バスケット)の移動
・A 型輸送容器への収納容器(バスケット)を収納・残材保管容器への残材を収納・残材保管容器のDSP 内仮置きエリアへの移動
・残材保管容器を解体作業側の L1 容器に収納※解体作業側の収納計画に織り込む必要有。工程が合わない場合等はサンプル採取側で L1 容器を準備する必要あり。
・L1 容器の洗浄、水抜き作業
・L1 容器の重量、表面線量率測定
・A 型輸送容器の搬出(車上渡し)・解体作業側の L1 容器の搬出・洗浄作業(切断装置、仮置収納容器、治工具等)
・ケーブル撤去(仮設電源に接続部を含む)・搬出作業(切断装置/制御装置等)・エリア(養生等)の片付け・清掃
・機材/エリアのサーベイ

3.2.1.2(2)-5

表 3.2.1.2(2)-3
作業項目

準備作業

切断作業

ﾏｰｷﾝｸﾞ作業
収納作業

輸送作業
片付け作業
計測他作業
工法選定試験
要素試験
ﾓｯｸｱｯﾌﾟ＆ﾄﾚｰﾆﾝｸﾞ試験体採取工事における準備品(案)

No.

準備品

備考

1
2

搬出入吊具
仮設電源

3

仮置き架台

4
5
6
7
8
9

供試材切断装置
切断架台(粗切り用、細断用)把持具(吊り具)
カメラ
照明機材
作業台車(揚重機を含む)

ウエル側作業台車(FHM 適用可否を判断要)

10
11
12
13
14
15
16

仮保管容器
転倒防止治具
マーキング装置
刻印治具
供試材収納容器
L1 容器
残材収納容器A 型輸送容器

炉心シュラウド：供試材採取時
供試材識別用
A 型輸送容器用
中部電力殿支給

17
18
19
20
21
22
23
24
25
26

(バスケット、収納装置等を含む)

荷重分散架台洗浄装置
切粉回収装置水抜き/乾燥装置 (L1 容器用)
計測装置
工法選定試験関連機材
要素試験関連機材
ﾓｯｸｱｯﾌﾟ＆ﾄﾚｰﾆﾝｸﾞ試験関連機材
試験場所

3.2.1.2(2)-6

上部格子板：DSP 用
炉心シュラウド：DSP 用と SFP 用

試験担当メーカ支給

熱影響範囲の確認を含む
熱影響範囲の確認を含む

表 3.2.1.2(2)-4 (1/3)
プロセス
大分類

各フェーズの作業項目
中分類【基本設計】
研究における
実機材による
試験基本計画3.2.1.2(2)-71試験体採取手順の具体化に向けた課題および対策方針

フェーズ

同調サン
プリング
工法の基
本計画検
討

設計・製
作、試験
等のｴﾝｼﾞ
ﾆｱﾘﾝｸﾞﾌｪ
ｰｽﾞ
(準備)

項目

補足説明

課題

同調サンプリング実
施時期の決定原子炉本体解体実施時期の明確化。

・原子炉本体解体開始時期が未定

・電力殿と調整基本計画作成現地準備、試験片採取、輸送、片付けといった一連の基本計画の早期実施が必要。

・解体作業側の工事計画が不明

・解体作業側と工事計画を調整・作業ｽﾍﾟｰｽ等確保を調整(作業場所、保管場所等)

サンプル材の切断工法を決定が必要。

・切断工法が未定
・熱的切断工法の適用可否(被ばく評価)・機械的切断工法の熱影響が不明

切断工法の決定

基準線設定方法の決
定

設計・製
作・試験・
ﾓｯｸｱｯﾌﾟ
作業員訓
練

対策方針

・電力殿と調整(廃止措置計画認可申請への影
響)・切断工法選定(切断装置の要素試験)

サンプル材の切断に必要な基準線設定方法の決定が必要。

・供試材採取のための基準
線がない

・基準線設定方法を決定
・解体作業側との工事計画を調整

設計・製作エンジニ
アリング

切断装置の設計・製作
機材の設計・製作
借用品の調整・解体工事側の工事計画が不明
・装置仕様が未定
・機材仕様(作業架台等)が未定

・解体工事側と調整
・要素試験の実施
・機器設計仕様書の作成
・機材の製作図面作成

機材・システムの機
能検証試験

切断装置の性能確認
熱影響の確認・装置性能が未定
・熱影響範囲が不明

・単体機能試験計画書
・熱影響確認試験計画書

作業員訓練の実施
現地への出荷遠隔水中切断の確認
作業要領の確認
分解/組立要領の確認
出荷前の確認・遠隔水中切断が未確認
・不具合の洗い出し・作業手順等が未確認

・組合せ/ﾓｯｸｱｯﾌﾟ試験計画書
・機材改良/対策
・作業要領書への反映
・出荷前検査(治工具類)(炉心ｼｭﾗｳﾄﾞ廃棄物からの供試材採取方法)【製作・試験
検証】
同調サンプリングに向けたエンジニアリング

課題に対する対策方針

表 3.2.1.2(2)-4 (2/3)

1

2

プロセス
大分類
中分類
設計・製 【工法詳細
作、試験 検討】
等のｴﾝｼﾞ 同調サンプ
ﾆｱﾘﾝｸﾞﾌｪ リングの現ｰ ｽ ﾞ ( 準 地作業計画
備)
詳細・現地
要領等の策
定
現地作業 作業準備

3.2.1.2(2)-8

二次切断作
業
基準線設定
作業
二次切断作
業
供試材採取

残材処理

フェーズ
現地作業
計画の詳
細検討

オペフロ
作業準備

解体工事
(1)
[上部格
子板]
基準線設
定作業
解体工事
(2)
[炉心ｼｭﾗ
ｳﾄﾞ]
供試材採
取
残材受渡
し

試験体採取手順の具体化に向けた課題および対策方針

各フェーズの作業項目
項目
補足説明
所掌/エリア/工程調整
作業調整。
詳細作業計画の作成
現地作業計画＆要領を作成
作業要領の作成する必要有。

課題に対する対策方針
課題
対策方針
・現地作業計画が未定 ・解体工事側と調整・所掌分担表作成
・レイアウト作成
・工程表作成・工事計画書作成(＋体制表)
・工事要領書作成

仮置き保管エリア(DSP内)に架台を設置
仮設電源の接続
供試材切断エリアに切断装置/架台を設置
収納容器の準備
輸送容器の準備
残材収納容器の準備
サンプル材を仮置き保管エリアへの移動事前調整・図書作成が完了
要。

解体工事側との調整完了要。

・解体工事側と調整・切断装置/架台の設計変更

基準線設定作業

炉心シュラウドのサンプル ・基準線設定計画の作材から供試材を採取する為、成が必要
基準線が必要解体工事側との調整完了要。

・作業要領書を作成
・作業所掌/工程を解体工事側と調整
・解体工事側と調整・切断装置/架台の設計変更

解体工事側との調整完了要。 ・供試材の識別管理が
熱影響確認試験完了が必要。
必要
ﾓｯｸｱｯﾌﾟ・ﾄﾚｰﾆﾝｸﾞ完了が必 ・熱影響有無の確認要
要。
・ﾓｯｸｱｯﾌﾟ・ﾄﾚｰﾆﾝｸﾞ要
残材処理方法を決定する必 ・残材処理計画が未定
要有。

・刻印等方法の決定
・作業要領書を作成
・熱影響確認試験の実施
・ﾓｯｸｱｯﾌﾟ試験等の実施
・残材処理計画を決定
・解体工事側と調整(L1 容器へ残材収納)

サンプル材を仮保管エリアへの移動サンプル材を供試材切
断エリアへ移動細断作業
供試材の収納作業
残材の収納作業
残材収納容器の L1 容器への収納

表 3.2.1.2(2)-4 (3/3)

2

プロセス
大分類
中分類
現地作業 輸送作業

フェーズ
輸送準備

輸送

片付け

機材除却
清掃

試験体採取手順の具体化に向けた課題および対策方針

各フェーズの作業項目
課題に対する対策方針
項目
補足説明
課題
対策方針
搬出入ルート確認
解体工事側との調整完了要。 ・付帯設備等(天井ｸﾚｰ ・解体工事側と調整付帯設備等の使用
ﾝ他)の使用時期
輸送容器の保管場所確
保収納機構の動作確認
輸送容器への収納輸送計画の調整完了要。
・収納容器の落下・作業要領書への反映
サーベイ
輸送規定の遵守
・被ばく量増加・放射線防護
関連手続き
・交通事故、災害等・輸送計画書の作成
・保険手続きの実施
機材の除却切断に使用した機材の除却
供試材採取エリア清掃
解体工事側との調整完了要。 ・切粉等の廃棄物処理 ・解体工事側と調整

3.2.1.2(2)-9図 3.2.1.2(2)-1

炉心シュラウドの試験体採取作業フロー(案)

3.2.1.2(2)-10

図 3.2.1.2(2)-2

上部格子板の試験体採取作業フロー(案)

3.2.1.2(2)-11

図 3.2.1.2(2)-3

炉心シュラウドからの試験片採取作業プロセス概略図

3.2.1.2(2)-12図 3.2.1.2(2)-4 上部格子板からの試験片採取作業プロセス概略図

3.2.1.2(2)-13

図 3.2.1.2(2)-5 (1/4)

炉心シュラウドからの試験体採取作業の詳細ステップ図(STEP 1)

3.2.1.2(2)-14図 3.2.1.2(2)-5 (2/4)

炉心シュラウドからの試験体採取作業の詳細ステップ図(STEP 2)3.2.1.2(2)-15

図 3.2.1.2(2)-5 (3/4)

炉心シュラウドからの試験体採取作業の詳細ステップ図(STEP 3)3.2.1.2(2)-16図 3.2.1.2(2)-5 (4/4)

炉心シュラウドからの試験体採取作業の詳細ステップ図(STEP 4)3.2.1.2(2)-17

3.2.1.3(1)

放射能測定による試験体照射量評価手法の検証

1)

監視試験材を使った照射量評価
監視試験材を使った照射量評価の考え方
国内の商用プラントでは RPV に対して監視試験片を使った状態監視が行われている。監視試験片の炉内への装荷状況を図 3.2.1.3(1)-1 に示す。監視試験片は図に示すカプセル内に試験片の形状ごとに封入されており、更にバスケットと呼ばれる容器に収納されて RPV 内面に沿うように設置される。監視試験片は定期的に炉内から取り出
し、材料試験により照射脆化の進行度合いを評価する。この時重要なパラメータとなるのが試験片の照射量である。バスケットには試験片とともに純金属製のドシメータ
ワイヤが装荷されており、その放射能実測値で解析値を補正することにより確度の高い照射量評価を行っている。照射量評価のフローを図 3.2.1.3(1)-2 に示す。解析により中性子束の評価を行うとともに、ドシメータワイヤに対応する核種の核反応を解析し、放射能を評価する。また、ドシメータワイヤの放射能測定を行い、放射能の実測値と解析値の比で解析により求めた中性子束を補正して中性子束の評価値を得る。これに実効運転期間(100%出力に換算した運転期間：EFPY)を乗じて照射量を求める。
これに対して炉内機器にはドシメータワイヤが装荷されていないため、放射能の実測値を用いて解析値を補正することができない。ドシメータワイヤの代替案として、評価対象の材料そのものの放射能を実測し、解析値を補正することが考えられる。
実機材に対して放射能の実測値を反映した照射量評価を適用する場合、実施可能であれば、先だって照射量既知の照射材による検証的な試験を行うことが望ましい。測定対象となる Nb 及び Mo は 304 系の材料ではいずれも不純物だが 316 系では Mo は合金元素であるため、Nb に対して数桁多く含有していることになる。Ichikawa らは本研究と類似の方法で Nb と Mo が放射能評価に及ぼす影響を評価した[3.2.1.3(1)-1]。その結果、合金元素として Nb を含む XM-19 や X-750 では解析値と実測値の比は概ね 1 に近い値だったが、合金元素として Mo を含む一方で Nb は不純物である 316L では解析値に対して実測値が 3 倍近く大きい結果だった。従って、放射能実測による照射量評
価の検証にあたっては、304 系、316 系それぞれについて評価を行うことが望ましい。
ここで、監視試験片自体は RPV と同等の低合金鋼製だが、監視試験片を収納しているカプセルは 304 系の材料で、バスケットのハンドル部は 316 系の材料で製造されている。カプセル及びバスケットは監視試験と同様の照射履歴を受けており、これらの放射能を実測し解析することにより求めた照射量を監視試験片の照射量と比較することにより、放射能の実測による実機照射量評価手法の検証ができると考えられる。

2)

対象核種選定の考え方
炉内構造物はオーステナイト系ステンレス鋼であるためドシメータのような純度が高い金属ではなく、Fe 以外の主成分や主成分以外の成分を多く含む金属である。本研
究における廃炉材採取対象プラントとして想定している H-1 の上部格子板は現行 JIS

3.2.1.3(1)-1

で SUS316 相当、炉心シュラウドは SUS304 相当である。JIS G 4304 に規定されているオーステナイト系ステンレス鋼に含まれる元素を表 3.2.1.3(1)-1 に示す[3.2.1.3(1)-2]。
オーステナイト系ステンレス鋼に含まれる主成分元素または不純物として含有される元素から照射によって生成する核種のうち、照射量評価に利用できる核種を選定する必要がある。炉内構造物における靭性低下の評価に用いる中性子束は、1MeV 以上のエネルギー領域の高速中性子である。高速中性子と反応し、候補となる核種を表
3.2.1.3(1)-2[3.2.1.3(1)-3] [3.2.1.3(1)-4]に示す。このうち、生成核種が FP(核分裂生成物)である
核種に関しては、測定対象となる核種の絞り込みが困難となるため測定対象から除外する。
また、核種を測定するにあたり、廃炉材から採取した試験片中に含まれている核種が測定日時点において測定可能な放射能量である必要がある。対象とする H-1 は 2001
年に原子炉を停止(運転終了は 2009 年 1 月 30 日)[3.2.1.3(1)-5]しており、原子炉停止から20 年以上経過しているため、半減期が短い核種(半減期が１年未満の核種)では時間経過により放射能量が減衰し測定できない恐れがある。したがって、半減期が比較的長い核種を測定対象とすることが望ましい。
高速中性子束の評価に利用される核種のうち、比較的半減期が長い核種としては、
表 3.2.1.3(1)-3 や図 3.2.1.3(1)-3[3.2.1.3(1)-6]より、Nb(93Nb)から生成する 93mNb、Ni(60Ni)
または Cu(63Cu)から生成する 60Co、Ni(58Ni)から生成する 55Fe が挙げられる。これらの核種生成パスを図 3.2.1.3(1)-4 に示す。
このうち、55Fe は Fe 起源の熱中性子による反応で主に生じる。主成分元素である54Fe 起源で生成することから、
Ni 起源で生成する高速中性子によって生成された 55Feであることの判別が困難となる。したがって、55Fe による分析は調査対象から除外する。
上記の内容を踏まえ、本調査で対象とする炉内構造物に含まれると考えられる化学
成分、評価対象の高速中性子との反応が発生する元素(核種)及び長半減期核種の観点から、表 3.2.1.3(1)-3 の核種(93mNb 及び 60Co)を候補として整理した。ただし、60Co は高速中性子による反応以外にも、主成分元素である 59Co 起源の熱中性子による反応からも生じ、図 3.2.1.3(1)-2 に示すように主要反応パスとして 3 経路存在する核種であり、
令和４年度の整理結果に基づき、93mNb に対する調査を継続して実施する。
93mNb(半減期 16.13 年[3.2.1.3(1)-3])は 93Nb(天然同位体比 100%[3.2.1.3(1)-3])から生成する。

起源元素である 93Nb については、ミルシートに記載がないため初期濃度の推定・評価が必要となる。
また、93mNb は Nb の他に Mo からも生成する。図 3.2.1.3(1)-5 に Nb と Mo からの93mNb の生成経路を示す。Mo からは、天然の Mo 同位体の 1 つである 92Mo(天然同位体比 14.53%[3.2.1.3(1)-4])と中性子との核反応で生成した 93Mo(半減期 4000 年[3.2.1.3(1)-4])が壊変(電子捕獲)し、93mNb を生成する。したがって、測定によって得られた 93mNb 放射

3.2.1.3(1)-2

能には 92Mo 由来の 93mNb も含むため、93mNb の測定値から 92Mo 由来の 93mNb を差し引く必要がある。そこで、92Mo 由来の 93mNb の放射能量を推定するために、試験片の『Mo 元素濃度』と『93Mo 放射能濃度』を測定する。
Nb 起源と Mo 起源の 93mNb 放射能評価方法

3)

実機材料(ステンレス系材料)に対する中性子照射量を評価するためには、Nb 起源の93mNb 放射能を測定する必要がある。ただし、前述の通り 93mNb には Mo を起源とした 93mNb も存在することから、その放射能を差し引く必要がある。基本的な概念を以下に示す。
「照射前の Nb 質量」の推定①

Nb は合金元素ではないため、ミルシートに Nb 濃度の記載がなく照射前の Nb 質
量は不明である。ただし、令和 4 年度の整理結果より、表 3.2.1.3(1)-4 に記載の通り、照射前後の Nb 総質量はほぼ変化が無いとみなすこととし、化学分析により評価
した照射後≒Nb 質量照射前の Nb 質量とする。
Nb 起源放射能の評価②

本来測定したい対象は、Nb 起源の 93mNb だが、測定された 93mNb の放射能にはMo を起源とした 93mNb も存在することから、その放射能を差し引く必要がある。
ここで、Mo 起源の放射能は下記③の手順により算出する。
Mo 起源放射能の導出③

Mo 起源の 93mNb の生成経路は、以下のとおりである(図 3.2.1.3(1)-6 参照)。
a) 天然存在核種の 92Mo への中性子照射により 93Mo が生成↓b) 93Mo が壊変することにより 93mNb が生成
上記の a) と b) の生成量を踏まえ、Mo 起源の 93mNb を導出するためには、以下の処理が必要となる。
a)-1：92Mo の初期量を推定するために、照射前後で同位体量の変化が小さい核種の質量測定を実施し、照射前の Mo 総質量を推定する。ここで、照射前後での Mo 総質量はほぼ同等であることが前提である(照射前後の Mo 総質量は表3.2.1.3(1)-5 に示すようにほぼ同等である)。
a)-2：92Mo→93Mo の反応量を推定するために、93Mo の放射能を測定する。ここで、93Mo の放射能は 92Mo から 93Mo を生成する際の反応率□φに依存する。ここで、□は反応断面積、φは中性子束である。
b)： 93Mo の放射能量から 93mNb の放射能量を算出する。

3.2.1.3(1)-3

＜参考文献＞[3.2.1.3(1)-1]

Ichikawa et.al., “Fast neutron fluence estimation bymeasurement of 93mNb and 93Mo”, International Symposium on
Reactor Dosimetry 17(2023) Lausanne, Switzerland[3.2.1.3(1)-2]

JIS G 4304 熱間圧延ステンレス鋼板及び鋼帯[3.2.1.3(1)-3]

ASTM E844-09(2014) e2 Standard Guide For Sensor Set Design
And Irradiation For Reactor Surveillance」[3.2.1.3(1)-4]

日本原子力研究開発機構 核データ研究グループ[3.2.1.3(1)-5]

中部電力ホームページ(エネルギー・原子力＞浜岡原子力発電所＞浜岡原子力発電所について＞発電所の概要＞実績データ＞設備利用率)
https://www.chuden.co.jp/energy/nuclear/hamaoka/hama_about/h
ama_jisseki/hama_setsubi/[3.2.1.3(1)-6]「原子炉照射線量評価」研究専門委員会, 「中性子照射データ評価」研究専門委員会[編], 原子炉構造材の照射損傷評価と線量測定,
1985[3.2.1.3(1)-7]

The International Reactor Dosimetry File: IRDF-2002
https://www.oecd-nea.org/dbforms/data/eva/evatapes/irdf_2002/

3.2.1.3(1)-4

表 3.2.1.3(1)-1

JIS 記載のオーステナイト系ステンレス鋼の化学成分(mass%)[3.2.1.3(1)-2]

種類

C

Si

Mn

P

S

Ni

Cr

SUS304

0.08

1.00

2.00

0.045

0.030

8.00～

18.0～

以下

以下

以下

以下

以下

10.50

20.0

0.08

1.00

2.00

0.045

0.030

10.0～

以下

以下

以下

以下

以下

14.0

SUS3163.2.1.3(1)-5

Mo

その他

-

-

16.0～

2.00～

-

18.0

3.00

表 3.2.1.3(1)-2

高速中性子束の評価に使用されている核種一覧

注 1：ASTM データ[3.2.1.3(1)-3]
注 2：JAEA データ[3.2.1.3(1)-4]

3.2.1.3(1)-6

表 3.2.1.3(1)-3生成核種の半減期が比較的長い核反応一覧

生成核種の

炉内構造物材料

半減期に含まれる元素

93Nb+n→93mNb+n’

16.13 年

不純物

63Cu+n→ 60Co+α1925.28 日(5.27 年)

不純物

60Ni+n→ 60Co+p

1925.28 日(5.27 年)

主成分

核反応

3.2.1.3(1)-7

備考

今年度の調査対象

表 3.2.1.3(1)-4

Nb 1g を想定したときの照射前後の重量変化(上部格子板位置の中性子スペクトルを用いた場合)

93Nb

初期重量[g]

計算過程

残存重量[g]

1.00E+00

ORIGEN-S

9.86E-01

初期個数

計算過程

残存個数

6.47E+21

IRDF2002[3.2.1.3(1)-7]

6.47E+21(炉心シュラウド位置の中性子スペクトルを用いた場合)

93Nb

初期重量[g]

計算過程

残存重量[g]

1.00E+00

ORIGEN-S

9.98E-01

初期個数

計算過程

残存個数

6.47E+21

IRDF2002[3.2.1.3(1)-7]

6.47E+21

3.2.1.3(1)-8

表 3.2.1.3(1)-5

Mo 1g を想定したときの照射前後の重量変化(上部格子板位置の中性子スペクトルを用いた場合)
初期重量

計算過程

残存重量[g]92Mo

1.42-01

1.42E-01

93mMo

0.00E+00

0.00E+00

93Mo

0.00E+00

1.12E-04

94Mo

9.10E-02

9.10E-02

95Mo

1.57E-01

96Mo

1.67E-01

97Mo

9.70E-02

98Mo

2.46E-01

2.47E-01

99Mo

0.00E+00

0.00E+00

100Mo

1.00E-01

9.96E-02

101Mo

0.00E+00

0.00E+00

Mo 総

1.00E+00

ORIGENS

1.35E-01
1.87E-01
9.71E-02－

9.99E-01(炉心シュラウド位置の中性子スペクトルを用いた場合)
初期重量[g]

計算過程

残存重量[g]92Mo

1.42E-01

1.42E-0193mM

0.00E+00

0.00E+00

93Mo

0.00E+00

1.50E-05

94Mo

9.10E-02

9.10E-02

95Mo

1.57E-01

1.54E-01

96Mo

1.67E-01

97Mo

9.70E-02

9.70E-02

98Mo

2.46E-01

2.46E-01

99Mo

0.00E+00

0.00E+00

100Mo

1.00E-01

9.99E-02

101Mo

0.00E+00

0.00E+00

Mo 総

1.00E+00

ORIGEN-S

3.2.1.3(1)-9－

1.70E-01

1.00E+00

バスケット(ハンドル部）
316 系

カプセル：304 系(引張試験片）カプセル：304 系

バスケット(シャルピー衝撃試験片、(サイドプレードシメータワイヤ）

ト）
304 系

カプセル 304 系(引張試験片）図 3.2.1.3(1)-1

監視試験片の炉内への装荷状況

3.2.1.3(1)-10高速中性子束 □・□ = □ × □□□□(実効運転期間）
図 3.2.1.3(1)-2

監視試験片の照射量束評価フロー

3.2.1.3(1)-11

図 3.2.1.3(1)-3ドシメータの有感エネルギー域と半減期[3.2.1.3(1)-6]

3.2.1.3(1)-12

(a) 93mNb(b) 60Co(c) 55Fen：中性子n’：非弾性散乱中性子
α：アルファ線
γ：ガンマ線ｐ：陽子
ＥＣ：電子捕獲
破線は熱中性子による反応
図 3.2.1.3(1)-493m

Nb、60Co 及び 55Fe の生成パス

3.2.1.3(1)-13

(n, n’)

93Nb

高速中性子

（天然同位体比100％）92Mo（天然同位体比14.53％）(n, γ)
中性子

図 3.2.1.3(1)-5(半減期16.13年)（電子捕獲)
93Mo(半減期4000年)

Nb と Mo からの 93mNb の生成経路

3.2.1.3(1)-14

93mNb

n ：中性子n’ ：非弾性散乱中性子
γ ：ガンマ線

図 3.2.1.3(1)-6

Nb、Mo の照射前後における質量変化のイメージ

3.2.1.3(1)-15

(2)実機サンプリング材分析(浜岡原子力発電所 3 号機監視試験カプセル及びバスケット材)

1)

測定対象
本分析においては、H-3 第 3 回監視試験の残材として、監視試験片カプセル及びバスケット(総称して、「監視試験材」という)を用いての放射能濃度測定を実施する。これらの材料は、(1)で述べた通り、H-1 炉内構造物材料上部格子板は現行 JIS の SUS316、
炉心シュラウドには SUS304 相当で、それぞれ H-3 バスケット(SUS316L 製)、並びにカプセル(SUS304L 製)と類似の材料である。表 3.2.1.3(2)1)-1 及び表 3.2.1.3(2)1)-2 にそれぞれの材料の化学成分を示す。H-1 炉内構造物材料と H-3 第 3 回監視試験材で化学成分仕様の値が異なるものを下線で示した。C 及び Ni に差異があるが、本評価の対象元素は Nb 及び Mo の核反応であり、いずれも評価対象である核反応に関らない元素であることから、H-3 第 3 回監視試験材を用いることに問題はないと考えられる。
H-3 監視試験材料の炉内における設置位置を図 3.2.1.3(2)1)-1 に示す。対象となる材
料は、図 3.2.1.3(2)1)-2 に示す監視試験ホルダのうち、下部に設置しているバスケットとそのバスケットに内包されているカプセルである。バスケット及びカプセルは、炉心中央高さ 付近の高さの原子炉圧 力容器内面に設置され ている機器である。 図
3.2.1.3(2)1)-3 に示すように、バスケットはカプセルを収容する機能を有する構造物である。バスケットを構成する部品のうちハンドルが SUS316L 製であり、この部品より材料を採取する。図 3.2.1.3(2)1)-4 に示すように、カプセルは衝撃試験片を複数本収容する容器である。カプセルは SUS304L 製であり、ここから材料を採取する。
＜参考文献＞[3.2.1.3(2)1)-1]

JIS G 4305 冷間圧延ステンレス鋼板及び鋼帯

3.2.1.3(2)1)-1

表 3.2.1.3(2)1)-1

記号
SUS316
SUS316L

SUS316 と SUS316L の JIS 規格[3.2.1.3(2)1)-1]

C

Si

Mn

P

S

Ni

Cr

Mo

0.08

1.00

2.00

0.045

0.030

10.00〜

16.00〜

2.00〜

以下

以下

以下

以下

以下

14.00

18.00

3.00

0.030

1.00

2.00

0.045

0.030

12.00〜

16.00〜

2.00〜

以下

以下

以下

以下

以下

15.00

18.00

3.00

注：下線部が SUS316 と SUS316L の化学成分が異なる部分
表 3.2.1.3(2)1)-2

記号
SUS304
SUS304L

SUS304 と SUS304L の JIS 規格[3.2.1.3(2)1)-1]

C

Si

Mn

P

S

Ni

Cr

0.08

1.00

2.00

0.045

0.030

8.00～

18.00～

以下

以下

以下

以下

以下

10.50

20.00

0.030

1.00

2.00

0.045

0.030

9.00～

18.00～

以下

以下

以下

以下

以下

13.00

20.00

注：下線部が SUS304 と SUS304L の化学成分が異なる部分

3.2.1.3(2)1)-2

図 3.2.1.3(2)1)-1

監視試験設置位置図

3.2.1.3(2)1)-3

図 3.2.1.3(2)1)-2

監視試験ホルダの構成

3.2.1.3(2)1)-4(図 3.2.1.3(2)1)-1

A 部詳細)

図 3.2.1.3(2)1)-3

バスケットの構造

3.2.1.3(2)1)-5

図 3.2.1.3(2)1)-4

カプセルの構造

3.2.1.3(2)1)-6

2)

測定前の試験片加工①

採取重量及び試験片個数93mNbの測定時に検出下限値を下回ることを防ぐため、測定に必要な試験片質量を推定した。一般的なステンレス鋼中に含まれる Nb 濃度は概ね 10 ppm(μg/g)程度[3.2.1.3(2)2)-1]である。試験片とする SUS304L 製カプセルおよび SUS316L 製バスケットの Nb 濃度は不明であるため、一般的に入手可能な SUS と同程度の Nb が含まれていると仮定するとともに、分析を実施する日本核燃料開発の測定系の分析精度を考慮し、試験片採取量を 5 g 以上と設定した。
放射能測定は繰返し数を 2 とし、SUS304L 製カプセルおよび SUS316L 製バスケッ
トから放射能測定 2 回分の試験片を採取する。また、予備として 2 回分の試験片を採取する。
以上より、SUS304L 製カプセルおよび SUS316L 製バスケットから質量が 5 g 以上となるように放射能測定用の試験片を 8 個(SUS304L 製カプセル：繰返し数 2 個と予備 2 個、SUS316L 製バスケット：繰返し数 2 個と予備 2 個)採取することとした。
②

試験材採取位置
図 3.2.1.3(2)2)-1 は H-3 第 3 回監視試験ホルダの模式図である。本分析での測定対
象の材料は SUS304L(カプセル)と SUS316L(バスケット(ハンドル部))である。試験材の採取位置を図中に黄四角で示す。

③

試験片の採取a)

カプセル
試験片を採取するカプセルの外観写真を図 3.2.1.3(2)2)-2 に示す。監視試験片を取り出したためカプセルの一部は切断済みであり、本試験では切断された板材から試験片を採取する。前項に示したように、放射能測定用の試験片を計 4 個採取するため、破線で示すように試験片を 4 個採取した。カプセルの切断には図 3.2.1.3(2)2)-3 に示す精密切断機を使用した。
図中に示す記号は切断後の試験材の管理番号である。カプセルから切断採取した各試験片は、取り違え等が発生しないよう管理番号を記載した容器等に入れて管理する。
カプセルから採取した試験片の外観を図 3.2.1.3(2)2)-5 に示す。また、電子天秤により秤量した試験片の質量を表 3.2.1.3(2)2)-1 に示す。各試験片の質量が 5 g 以上となっていることを確認した。
b)

バスケット
バスケットの外観写真を図 3.2.1.3(2)2)-4 に示す。試験片はドシメータが装荷されていたカプセル近傍のバスケット付け根部分より採取する。前項に示したように、放射能測定用の試験片を計 4 個採取するため、破線で示すように試験片を 4 個採取した。
バスケットの切断には、図 3.2.1.3(2)2)-3 に示す精密切断機を用いる。
図中に示す記号は切断後の試験材の管理番号である。バスケットから切断採取した

3.2.1.3(2)2)-1

各試験片は、取り違え等が発生しないよう管理番号を記載した容器等に入れて管理する。
バスケットから採取した試験片の外観を図 3.2.1.3(2)2)- 6 に示す。また、電子天秤により秤量した試験片の質量を表 3.2.1.3(2)2)-1 に示す。各試験片の質量が 5 g 以上となっていることを確認した。
＜参考文献＞[3.2.1.3(2)2)-1]

共同研究「比較的濃度の高い低レベル放射性廃棄物の放射能評価技
術に関する研究」平成 10 年度(最終報告書)

3.2.1.3(2)2)-2

表 3.2.1.3(2)2)-1

採取部位

カプセル

バスケット

験片の質量測定結果

管理番号

用途

重量(ｇ)

S37C1CA01-1

放射能測定用5.9

S37C1CA01-2

S37C1CA01-1 の予備

6.3

S37C1CA02-1

放射能測定用6.4

S37C1CA02-2

S37C1CA02-1 の予備

6.3

S37C1CA03-1

放射能測定用8.7

S37C1CA03-2

S37C1CA03-1 の予備

7.9

S37C1CA04-1

放射能測定用8.1

S37C1CA04-2

S37C1CA04-1 の予備

8.2

3.2.1.3(2)2)-3

バスケット(ハンドル部)
SUS316L

カプセル：SUS304L

監視試験ホルダ

カプセル：試験材採取位置
図 3.2.1.3(2)2)-1

H-3 第 3 回監視試験バスケット・カプセルの試験材採取位置

3.2.1.3(2)2)-4

管理番号

用途

S37C1CA01-1

放射能測定用S37C1CA01-2

S37C1CA01-1 の予備

S37C1CA02-1

放射能測定用S37C1CA02-2

S37C1CA02-1 の予備

図 3.2.1.3(2)2)-2

G1-3 カプセルからの試験片採取箇所(SUS304L)

3.2.1.3(2)2)-5

図 3.2.1.3(2)2)-3

試験片の切断に用いる精密切断機

3.2.1.3(2)2)-6

管理番号

用途

S37C1CA03-1

放射能測定用S37C1CA03-2

S37C1CA03-1 の予備

S37C1CA04-1

放射能測定用S37C1CA04-2

S37C1CA04-1 の予備

図 3.2.1.3(2)2)-4

バスケットからの試験片採取箇所(SUS316L)

3.2.1.3(2)2)-7

図 3.2.1.3(2)2)-5

カプセルより採取した放射能測定用試験片の外観写真

3.2.1.3(2)2)-8

(b) バスケット
図 3.2.1.3(2)2)-6

バスケットより採取した放射能測定用試験片の外観写真

3.2.1.3(2)2)-9

3)

試験片の質量及び放射能測定要領「2)

測定前の試験片加工」で採取した試験片について元素濃度及び放射能濃度を測定する。測定する元素濃度及び放射能濃度を以下に示す。
Nb 元素濃度Mo 元素濃度93mNb 放射能濃度
93Mo 放射能濃度

図 3.2.1.3(2)3)-1 に元素濃度及び放射能濃度の測定フローを示す。測定操作は「試験片の溶解」、「元素濃度の測定」、「放射能濃度の測定」の 3 つから成る。
各操作手順の詳細を①～③に示す。
①

試験片の溶解溶解前処理として試験片(金属成分)由来以外の元素・核種の測定値への影響を除去するため、試験片の表面の錆等の付着物を除去する。付着物除去後、試験片の質量を測定する。その後、酸を用いて試験片を溶解する。溶解に使用する酸は、Nb を含む鋼材の溶解に利用される酸[3.2.1.3(2)3)-1]や鋼材中の 93mNb の分析報告例[3.2.1.3(2)3)-2][3.2.1.3(2)3)-3]を参考に、フッ化水素酸、塩酸及び硝酸の混酸とする。酸による溶解は、溶解を促進させるため加熱しながら行う。溶解後、溶解液をメンブレンフィルターでろ過してフィル
ター上に溶け残りの有無を確認するとともに、溶解液の質量を測定する。
試験片の溶解後、その試験片の Nb、Mo 元素濃度を把握するために、溶解液の一部を希釈して誘導結合プラズマ質量分析装置(ICP-MS)で試測定を行う。試測定の結果、試験片の Nb 元素濃度が 10 μg/g 未満の場合には、予備試験片の溶解を行う。予備試験
片の溶解判断および溶解した場合のフローを図 3.2.1.3(2)3)-2 に示す。
なお、本工程で使用する電子天秤には電子天秤 1(ザルトリウス社製 CP124S、最大
計量値 120 g、最小表示 0.1 mg)と電子天秤 2(ザルトリウス社製 Qunintix313-1SJP、
最大計量値 310 g、最小表示 1 mg)があるが、測定対象の質量が約 0.1 g～300 g である
ことに対し、測定の最小表示が 0.1 mg または 1 mg であることから、測定上十分な精度を有している。ただし、測定対象の質量が小さい(120 g 未満)場合は、より高精度な
電子天秤 1 を使用する。
以下に作業手順を示す。

1.

溶解前処理
i.

試験片表面の錆等の付着物を研磨材により研磨・除去する。

ii.

試験片に付着した研磨屑を除去するため、アセトンで超音波洗浄する。

iii. 超音波洗浄後、試験片を乾燥させる。
2.

溶解前の質量測定i.

乾燥した試験片を容器に入れて質量を電子天秤 1 で 0.1 mg まで測定する。

3.2.1.3(2)3)-1

3.

溶解処理
i.

試験片を溶解容器(PTFE ビーカ)に投入する。各試薬の濃度は以下の通りである。
・フッ化水素酸：46%－51%
・塩酸：30%－32%
・硝酸：60%－62%

ii.

液の蒸発を防ぐため、溶解容器に時計皿で蓋をし、ホットプレート上で沸騰しない程度(90℃程度以下)に加熱する。

iii. 加熱を開始してから 4 時間以上経過後、加熱を終了し、放冷する。
iv. 孔径 0.4 μm のメンブレンフィルターと溶解容器内の液を吸引ろ過する。
v.

溶解液回収後の溶解容器内を純水で洗浄し、洗浄液も吸引ろ過する。

vi. 溶解液が入った容器とメンブレンフィルターを回収する。
vii. メンブレンフィルター上の溶け残りの有無を目視で確認する。溶け残りがある場合には「4 溶け残りの溶解」の手順に、溶け残りが無い場合には「5 溶
解後の質量測定」の手順に進む(図 3.2.1.3(2)3)-3)。
4.

溶け残りの溶解i.

フィルターごと溶解容器(PTFE ビーカ)に投入する。フィルター自体は化学薬品や高温に対する耐性が高く基本的には不溶である。

ii.

フッ化水素酸、塩酸、硝酸の混酸を加える。

iii. 液の蒸発を防ぐため、溶解容器に時計皿で蓋をし、ホットプレート上で沸騰しない程度(90 ℃程度以下)に加熱する。
iv. 目視により溶解状況に変化が見られなくなったら、加熱を終了し、放冷する。
v.

溶け残りの溶解液を 3-vi で回収した溶解液と合わせる。

vi. 「5 溶解後の質量測定」の手順を行う。
5.

溶解後の質量測定i.

6.

溶解液が入った容器の質量を電子天秤で 0.1 mg まで測定する。

元素濃度の試測定
元素濃度の試測定は予備試験片の溶解の判断のために行う。
i.

1000 倍希釈液を調製する。この 1000 倍希釈液を「試測定用試料」とする。

ii.

「試測定用試料」について、ICP-MS で Nb 及び Mo について測定する。

iii. 試験片の Nb 元素濃度が 10 μg/g 未満の場合には、「7 予備試験片の溶解」の手順を行う。
7.

予備試験片の溶解i.

1～5 の手順で予備試験片を溶解する。

ii.

予備試験片の溶解液と先に溶解した液を混合する。混合後の溶解液が入った
容器の質量を電子天秤で 1 mg まで測定する。

3.2.1.3(2)3)-2

②

元素濃度の測定
溶解液の一部を分取・希釈して「元素濃度測定試料」を調製する。調製した「元素濃度測定試料」について誘導結合プラズマ質量分析装置(ICP-MS)で元素濃度を測定し、本測定結果を基に試験片の元素濃度を算出する。測定対象元素は Nb と Mo とする。
Nb と Mo を ICP-MS で測定するにあたり、ICP-MS では質量数に着目して測定することから、測定時に質量数を選択する必要がある。表 3.2.1.3(2)3)-1 に Nb と Mo の天然同位体比(原子数比)を示す。表には Nb と Mo の原子番号に近い元素及びその天然同位体比も併せて示す。
Nb は 93Nb のみ存在し、他の同位体はないため、93Nb(質量数 93)を対象とする。
Mo は複数の同位体を持つため、①同じ質量数の元素(同重体)が存在しない(表3.2.1.3(2)3)-1)、かつ、②照射後の同位体比が照射前(天然同位体比)と等しい同位体である 97Mo(質量数 97)を対象とする。
元素濃度の定量は検量線法により行う。検量線は、測定値と元素濃度の関係線(図3.2.1.3(2)3)-4)であり、検量線用標準液を測定し、最小二乗法により作成する。検量線
用標準液は、市販の標準液を希釈して調製する。この際の希釈は質量比で行う(標準液の分取量や希釈後の量を容量(mL)ではなく、質量(g)で管理する)。質量比で希釈するにあたり、標準液の濃度(成績書の値)は質量濃度([g/mL]など)であるため、「質量濃度」を「標準液の密度」で除して「質量分率」([g/g]など)に換算する必要があり、検量線用標
準液の調製時に標準液の密度を測定する。以下に作業手順を示す。

1.

標準液の密度測定i.

標準液を 10 mL メスフラスコの標線まで入れ、電子天秤 3 で 0.1 mg まで測
定する。

ii.

測定結果より標準液の密度を算出し、標準液の濃度を質量濃度([g/mL]など)から質量分率([g/g]など)に換算する。

2.

3.

検量線用標準液の調製と検量線作成i.

検量線用標準液は、元素ごとに濃度が異なるものを 4 種類以上調製する。

ii.

検量線用標準液を ICP-MS で測定し、最小二乗法により検量線を作成する。

溶解液の分取及び希釈
溶解液を希釈し、「元素濃度測定試料」を調製する。

4.

元素濃度測定試料の濃度測定「元素濃度測定試料」を ICP-MS で測定し、検量線から元素濃度を求める。
元素濃度の算出
元素濃度測定試料の測定結果より、溶解液及び試験片の元素濃度を式
3.2.1.3(2)3)-1 及び式 3.2.1.3(2)3)-2 より算出する。

3.2.1.3(2)3)-3

(溶解液の元素濃度)□□□□ = ci × □□□□□ ：溶解液の元素 i の濃度 (g/g‐溶解液)（3.2.1.3(2)3)- 1)□i ：元素濃度測定試料の元素 i の濃度 (g/g‐元素濃度測定試料)

D ：元素濃度測定試料の希釈倍率([希釈後質量 (g) /溶解液等の分取量 (g)])(試験片の元素濃度)□□ =□ × □□□□□□□ ：試験片の元素 i の濃度 (g/g‐試験片)(3.2.1.3(2)3)- 2)□ ：溶解液の質量 (g)□ ：試験片の質量 (g)□□□□ ：溶解液の元素 i の濃度 (g/g‐溶解液)③

放射能濃度の測定
測定対象の 93mNb と 93Mo の核データ(半減期と主な放出放射線)を表 3.2.1.3(2)3)-2に示す。93mNb と 93Mo はともに X 線を放出する核種であり、放出する X 線を低エネ
ルギー光子測定装置(LEPS)で測定することで放射能を定量する。LEPS での測定では
図 3.2.1.3(2)3)-5 に示すような横軸にエネルギー、
縦軸に計数値のスペクトルが得られ、ピークの位置から核種を同定することができ、また、ピークの面積から放射能量を定量することができる。
X 線は自己吸収(試験片での減衰)があるため、93mNb と 93Mo が放出する X 線を測定するにあたり、溶解した試験片から 93mNb と 93Mo を抽出し、自己吸収の小さい(厚みが薄い)形状に調製して測定する必要がある。また、図 3.2.1.3(2)3)-6 に示す通り、測定時に他の核種が存在するとバックグラウンドが上昇する、あるいは、エネルギーが同程度の核種が存在するとピークの重畳が生じることで、目的核種の定量が困難となる。
そのため、93mNb と 93Mo のそれぞれを他の核種と分離しておく必要がある。特に測定対象である 93mNb と 93Mo は表 3.2.1.3(2)3)-2 に示すように同じエネルギーの X 線を放出する核種であるため、相互に分離する必要がある。以上のことから、93mNb 及び93Moを対象に抽出・分離操作(以下、分離操作)を行った後、それぞれの核種について

LEPS により測定する。
また、分離操作に伴い、操作の過程で測定対象核種(93mNb、93Mo)の損失が生じる。
しかし、この損失は、分離操作前後に測定対象核種を含む元素量(Nb、Mo を回収した溶液の元素濃度)を ICP-MS で測定することで補正することが可能である。以降、この

3.2.1.3(2)3)-4

補正操作を「回収率測定」と称し、93mNb、93Mo の測定核種の補正方法を「d) 93mNb 及
び 93Mo 放射能濃度の算出」に示す。
a)93m

Nb 及び 93Mo の分離

各試験片の溶解液から、分離操作用の試料(溶液)を分取する。分取した溶解液について、試験片(オーステイナイトステンレス鋼)の主成分である Fe、Cr、Ni 等や主な放射線源である Co(60Co)の除去、また、Nb と Mo の相互分離のため、イオン交換樹脂を用いた分離操作(イオン交換分離操作)を行う。イオン交換分離操作は、鉄鋼試料での93mNb 分析報告例[3.2.1.3(2)3)-3]やフッ化水素酸や塩酸系での陰イオン交換樹脂での元素吸着報告例[3.2.1.3(2)3)-5]を参考にして、フッ化水素酸系での陰イオン交換分離をベースとし、
Nb や Mo をアニオン錯体として陰イオン交換樹脂に捕集させる。
また、回収率測定では、分離操作後に Nb や Mo を含んだ回収液中に各元素が十分な量含まれている必要があり、必要に応じて分離操作前に Nb 又は Mo を添加する。
以下に作業手順を示す。
1.

溶解液の分取溶解液の約 9 割を放射能測定用に容器に分取し、質量を電子天秤 2 で 1mg まで測定する

2.

Nb 又は Mo の添加(必要に応じて)測定対象核種の回収率測定のため、Nb 又は Mo の標準液を添加する。
i.

標準液の密度を算出するため、標準液を 10 mL メスフラスコの標線まで入れ、電子天秤で 0.1 mg まで測定する。

ii.

測定結果より標準液の密度を算出し、標準液の濃度を質量濃度(μg/mL)から質
量分率(μg/g)に換算する。

iii. 標準液の添加量を測定するため、標準液(1000 μg/mL)を標準液添加用容器に分取し、質量を電子天秤で 0.1 mg まで測定する。
iv. 標準液添加用容器に分取した標準液を、放射能測定用に分取した溶解液に移
し入れる。
3.

Nb と Mo の抽出・分離
溶解した試験片の量が多く、後述のイオン交換樹脂に通液する前の 2 mol/L フッ化水素酸への調製(蒸発乾固して、乾固物を 2 mol/L フッ化水素酸に溶解)が一度に処理できない(蒸発乾固物が 2 mol/L フッ化水素酸に溶解しない)ため、溶解液を分割して行う。操作イメージを図 3.2.1.3(2)3)-7 に示す。
i.

放射能測定用に分取した溶解液を複数のフッ素樹脂製ビーカに分割して入れる。ここで、各ビーカに入れる溶解液の量は、溶液中に含まれる試験片の量が1 g 程度となるようにする。

ii.

ビーカ内の液をホットプレートで加熱し、蒸発乾固する。

iii. 乾固物を 2 mol/L フッ化水素酸で溶解する。

3.2.1.3(2)3)-5

iv. イオン交換カラムに純水にて膨潤させた陰イオン交換樹脂を充填後、陰イオ
ン交換樹脂のコンディショニングのため、2 mol/L フッ化水素酸 20 mL を通液する。
v.

Nb や Mo を樹脂に吸着させることで Fe、Cr、Ni 等の主要合金元素や測定に対して妨害する核種を含む不純物元素(Co)等から分離させるため(Fe、Cr、Ni、Co 等は樹脂に吸着されずに流出)、イオン交換カラム出口に通過液回収用容器をセットし、2 mol/L フッ化水素酸溶解液を樹脂に通液する。

vi. ビーカ内に残留した溶解液をすべて樹脂に通液するため、ビーカ内を 2 mol/L
フッ化水素酸で洗浄し、洗浄液を樹脂に通液する。
vii. 樹脂に残留した Fe や 60Co 等を洗い流すため、陰イオン交換樹脂に 2 mol/L
フッ化水素酸を通液する。
Mo を樹脂から溶離させるため、イオン交換カラム出口に Mo 溶離用容器をセットし、陰イオン交換樹脂に 8 mol/L フッ化水素酸と 4 mol/L 塩酸の混合液を通液する。本通過液に Mo が含まれる(本液を「Mo 含有液」とする)。以降
の操作は、
「c)

93Mo 放射能量の測定」に記載する。

viii. Nb を樹脂から溶離させるため、イオン交換カラム出口に Nb 溶離用容器をセットし、陰イオン交換樹脂に 1mol/L 塩酸を通液する。本通過液に Nb が含まれる(本液を「Nb 含有液」とする)。以降の操作は、「b)

93mNb 放射能量の測定」に記載する。
b)93m

Nb 放射能量の測定「Nb 含有液」(イオン交換樹脂の通過液)を蒸発乾固後、1 mol/L 塩酸で溶解し、1mol/L 塩酸溶液を調製する(以下、「Nb 回収液」とする)。
「Nb 回収液」から分取した液にランタン標準液とアンモニア水を加え、水酸化ランタン沈殿を生じさせ、Nb を共沈させることで「93mNb 放射能測定試料」を調製する。調製した「93mNb 放射能測定試料」について LEPS で 93mNb 放射能量を測定する。また、「Nb 回収液」の一部を分取・希釈して、回収率測定用の「回収率測定試料」を調製する。
「回収率測定試料」について ICP-MS で Nb 濃度を測定し、回収率を算出する。以下に 93mNb 放射能量の測定手順を示す。なお、回収率や試験片の 93mNb 放射能濃度の算出方法は「d)93mNb 及び93Mo 放射能濃度の算出」に記載する。

1.

Nb 回収液の調製
i.

フッ化水素酸の除去のため、分割して処理した「Nb 含有液」を 1 つの PTFE
ビーカに入れ、ホットプレートで蒸発乾固する(図 3.2.1.3(2)3)-7 の「混合/蒸発乾固」の部分に相当)。

ii.

蒸発乾固物を 1 mol/L 塩酸 20 mL で溶解する。以下、本溶液を「Nb 回収液」とする。

iii. 「Nb 回収液」を Nb 回収容器に回収する。

3.2.1.3(2)3)-6

iv. Nb 回収液の質量を電子天秤 1 で 0.1 mg まで測定する。
2.

放射能量測定(測定試料の調製と測定)
i.

「Nb 回収液」の約 9 割を Nb 放射能測定用容器に分取する。

ii.

分取した液にランタン標準液(1000 μg/mL)を 0.5 mL 添加する。

iii. アンモニア水(濃度 28％)を加えてアルカリ性(pH 9～10)にし、水酸化ランタ
ンを沈殿させる。この際、Nb も沈殿する。pH の確認は pH 試験紙により行う。
iv. 孔径 0.4 μm のメンブレンフィルターで吸引ろ過し、フィルター上に沈殿物を捕集する。捕集した沈殿物を「93mNb 放射能測定試料」とする。また、沈殿物に Nb が移行していることを確認するため、ろ液中の Nb 濃度を ICP-MS で
測定する。
v.

「93mNb 放射能測定試料」を乾燥させる。

vi. 「93mNb 放射能測定試料」について LEPS による X 線測定を行う。対象とする X 線は、93mNb が放出する 16.5 keV-16.6 keV の X 線とする。
3.

回収率測定(測定試料の調製と測定)
i.

Nb 回収液を希釈し、「回収率測定試料」を調製する。

ii.

「回収率測定試料」について、ICP-MS で Nb 濃度について測定を行う。測定
方法等は、「元素濃度の測定」に準じて行う。

c)93

Mo 放射能濃度の測定「Mo 含有液」(イオン交換樹脂の通過液)を蒸発乾固後、1 mol/L 硝酸で溶解する。
イオン交換分離操作で除去しきれなかった 60Co 等を水酸化ランタン沈殿により沈殿分
離(除去)したのち、1 mol/L 塩酸溶液(以下、「Mo 回収液」)に調製する。
「Mo 回収液」
から分取した液に臭素水と 2%α-Benzoin-oxime／エタノールを加え Mo 沈殿を生成させ、「93Mo 放射能測定試料」を調製する。調製した「93Mo 放射能測定試料」について
LEPS で 93Mo 放射能量を測定する。また、「Mo 回収液」の一部を分取・希釈して、「回収率測定試料」を調製する。
「回収率測定試料」について ICP-MS で Mo 濃度を測定し、回収率を算出する。以下に 93Mo 放射能量の測定手順を示す。なお、回収率や試験片の93Mo 放射能濃度の算出方法は
「(d)

1.

93mNb 及び 93Mo 放射能濃度の算出」に記載する。

Mo 回収液の調製
i.

液性を硝酸系にするため(水酸化ランタン沈殿による Co 除去のため)、分割して処理した「Mo 含有液」を 1 つの PTFE ビーカに入れ、ホットプレートで蒸発乾固する(図 3.2.1.3(2)3)-7 の「混合/蒸発乾固」の部分に相当)。

ii.

乾固物を 1 mol/L 硝酸 20 mL で溶解する。

iii. ランタン標準液(1000 μg/mL)を 1 mL 添加する。
iv. アンモニア水(濃度 28％)を少量ずつ加え、アルカリ性(pH 9～10)にし、水酸化ランタンを沈殿させる。ここで、Mo は液相にし、沈殿物(固相)に Co(60Co)

3.2.1.3(2)3)-7

が移行する。pH の確認は pH 試験紙により行う。
v.

孔径 0.4 μm のメンブレンフィルターで吸引ろ過を行い、ろ液を回収する。

vi. 回収したろ液を蒸発乾固する。
vii. 乾固物を 1 mol/L 塩酸 20 mL で溶解する。以下、本溶液を「Mo 回収液」とする。
viii. 「Mo 回収液」の質量を電子天秤 1 で 0.1 mg まで測定する。
2.

放射能量測定(測定試料の調製と測定)
i.

「Mo 回収液」を Mo 放射能測定用容器に分取する。分取量は Mo の元素量が約 0.5 mg となるように調節する。

ii.

分取した液に 2%α-Benzoin-oxime/エタノール 1 mL を添加する。

iii. 撹拌しながら臭素水 1 mL を添加する。臭素水を添加することで Mo が 6 価で安定し完全に沈殿する[3.2.1.3(2)3)-6]。
iv. さらに 2%α-Benzoin-oxime/エタノールを少量(0.1 mL 程度)添加する。
v.

孔径 0.4 μm のメンブレンフィルターで吸引ろ過し、フィルター上に沈殿物を捕集する。捕集した沈殿物を「93Mo 放射能測定試料」とする。また、沈殿物に Mo が移行していることを確認するため、ろ液中の Mo 濃度を ICP-MS で測定する。

vi. 「93Mo 放射能測定試料」を乾燥させる。
vii. 「93Mo 放射能測定試料」について LEPS による X 線測定を行う。対象とする X 線は、93Mo が放出する 16.5 keV-16.6 keV の X 線とする。
3.

回収率測定(測定試料の調製と測定)
i.

Mo 回収液を希釈し、「回収率測定試料」を調製する。

ii.

「回収率測定試料」について、ICP-MS で Mo 濃度を測定する。測定方法等
は、「元素濃度の測定」に準じて行う。

d)

93m

Nb 及び 93Mo 放射能濃度の算出

放射能量と回収率の測定結果より、試験片の放射能量及び放射能濃度を算出する。
回収率の算出式を式 3.2.1.3(2)3)-3 に、試験片の放射能量及び放射能濃度の算出式を式
3.2.1.3(2)3)-4、式 3.2.1.3(2)3)-5 に示す。
(回収率)
□□ =

□□□□ × □□□□□□ × □□□□ + □□□□ × □□□□□□ ：元素 i の回収率 (-)□□：分離操作に供した溶解液の質量 (g)□□□□ ：溶解液の元素 i の濃度 (g/g‐溶解液)(3.2.1.3(2)3)- 3)□□□□ ：標準液の添加量 (g)(添加しなかった場合は 0)
3.2.1.3(2)3)-8□□□□ ：標準液の元素 i の濃度 (g/g‐標準液)□□□□ ：元素 i の回収液の質量 (g)□□□□ ：元素 i の回収液の濃度 (g/g‐回収液)(試験片の放射能量)

□□ =

□□□□
□□ □□□□□ × □□□□ × □□(3.2.1.3(2)3)- 4)□□ ：試験片の核種 j の放射能量 (Bq)□：溶解液の質量 (g)□□：分離操作に供した溶解液の質量 (g)□□□□ ：元素 i の回収液の質量 (g)□□□□ ：放射能測定に供した元素 i の回収液の質量 (g)□□ ：元素 i の回収率 (-)(試験片の放射能濃度)□□□□ ：放射能測定試料の核種 j の放射能量 (Bq)

□□ =

□□
□

(3.2.1.3(2)3)- 5)□□ ：試験片の核種 j の放射能濃度 (g/g‐試験片)□□ ：試験片の核種 j の放射能量 (Bq)
□ ：溶解した試験片の質量 (g)＜参考文献＞[3.2.1.3(2)3)-1]

試料分析講座 鉄鋼分析，社団法人日本分析化学会，丸善, (2011).

[3.2.1.3(2)3)-2]

J. van Aarle, I. Guenther, F. Hegedues, F. Gabler, “Retrospective
Fast Neutron Dosimetry of Nuclear Power Plants by Means of
Scraping Samples Using the 93Nb(n,n')93mNb Reaction”, in:Reactor Dosimetry: Radiation Metrology and Assessment,
Williams, J.G. et al (eds.), (ASTM International, WestConshohocken, PA, 2001)[3.2.1.3(2)3)-3]

T. Serén, T. Kekki, Retrospective dosimetry based on niobium
extraction and counting – VTT’s contribution to the RETROSPEC
project (2003);
https://www.vttresearch.com/sites/default/files/pdf/tiedotteet/2003

3.2.1.3(2)3)-9

/T2203.pdf[3.2.1.3(2)3)-4]

日本原子力研究開発機構核データ研究グループ, 核データの表,
https://wwwndc.jaea.go.jp/NuC/index_J.html．

[3.2.1.3(2)3)-5]

藤本 京子, 志村 眞, 陽・陰イオン交換樹脂層別充填カラム分離/誘導結合プラズマ質量分析法による高純度鉄中微量元素の定量, 分析
化学, 2001, 50 巻, 3 号, p.175-182.

[3.2.1.3(2)3)-6]

化学大辞典, 9, P292, 2006, 共立出版株式会社

3.2.1.3(2)3)-10

表 3.2.1.3(2)3)-1
元素(原子番号)

質量数

Zr (40)Nb (41)

Mo (42)

Tc (43)Ru (44)

(%)

(%)

(%)

(%)

(%)

90

51.45

91

11.22

92

17.15

93
94

Nb と Mo の天然同位体比(原子数比)

14.53
100

17.38

95
96

9.15
15.84

2.80

16.67

97

9.60

98

24.39

天然に
存在せず

5.54

1.87
12.76

99
100

9.82

12.60

101

17.06

102

31.55

103
104

18.62

注 1：Nb と Mo の原子番号に近い元素とその天然同位体比(原子数比)も併せて示す。
注 2：元素の後の括弧内の数値は原子番号を示す。
注 3：同位体比の出典「日本原子力研究開発機 核データ研究グループ[3.2.1.3(2)3)-4]」3.2.1.3(2)3)-11

表 3.2.1.3(2)3)-2

核種

93mNb

93Mo

半減期(年)注

16.13

4.0×10393m

Nb と 93Mo の核データ(半減期と主な放出放射線)

放射線の種類

放射線エネルギー(keV)注放出率(%)注16.52100

3.24

16.61510

6.2

18.60

1.84

16.5210021

16.61510

40

18.60

12

X線

X線

注：データ出典「日本原子力研究開発機 核データ研究グループ[3.2.1.3(2)3)-4]」3.2.1.3(2)3)-12

試験片の溶解

HF：フッ化水素酸
HNO3 ：硝酸
HCl：塩酸
ICP-MS ：誘導結合プラズマ質量分析装置

試験片酸（HF+HNO3+HCl）
溶解 加熱

溶解液
放射能濃度の測定

元素濃度の測定

分取・希釈(93mNb 及び 93Mo の分離)

分取
Nb、Mo※

元素濃度測定（Nb, Mo）

蒸発乾固
2 mol/L HF

ICP-MS
2 mo/L HF 溶解液
2 mol/L HF

8 mol/L HF +4 mol/L HCl

1 mol/L HCl

陰イオン交換樹脂

Fe、Coなど

Mo含有液

Nb含有液

※回収率測定用にNb、Moを既知量添加。十分な量含まれていれば添加不要。
図 3.2.1.3(2)3)-1 (1/3) 元素濃度及び放射能濃度の測定フロー

3.2.1.3(2)3)-13

放射能濃度の測定(93mNb 放射能濃度の測定)

Nb含有液
蒸発乾固 混入したHFを除去

HCl
：塩酸
HF
：フッ化水素酸
ICP-MS ：誘導結合プラズマ質量分析装置
LEPS ：低エネルギー光子測定装置

1 mol/L HCl溶解
Nb回収液

分取

分取・希釈
ランタン
アンモニア水 Nb元素濃度測定

水酸化ランタン共沈

ICP-MS沈殿物

93mNb放射能量測定

LEPS
図 3.2.1.3(2)3)-1 (2/3) 元素濃度及び放射能濃度の測定フロー

3.2.1.3(2)3)-14

放射能濃度の測定(93Mo 放射能濃度の測定)

HNO3 ：硝酸
HCl：塩酸
ICP-MS ：誘導結合プラズマ質量分析装置
LEPS ：低エネルギー光子測定装置

Mo含有液
蒸発乾固
1 mol/L HNO3溶解
ランタン
アンモニア水水酸化ランタン共沈 混入した60Coなどの除去
ろ過
ろ液
蒸発乾固
1 mol/L HCl溶解
Mo回収液
分取

分取・希釈
臭素水
2% α-ベンゾインオキシム

ろ過

Mo元素濃度測定
ICP-MS沈殿物
93Mo放射能量測定

LEPS

図 3.2.1.3(2)3)-1 (3/3) 元素濃度及び放射能濃度の測定フロー

3.2.1.3(2)3)-15図 3.2.1.3(2)3)-2

予備試験片の溶解判断および溶解した場合のフロー

3.2.1.3(2)3)-16

試験片
溶解
ろ過

ろ液

ろ過フィルター

混合 溶け残り
溶解液

溶解

有

溶け残り確認

無（溶解終了）
溶解液
質量測定
図 3.2.1.3(2)3)-3

溶解操作の終了判断

3.2.1.3(2)3)-17

：検量線用標準液の測定結果

検量線

測定値

測定対象の測定値

測定対象の濃度

元素濃度
図 3.2.1.3(2)3)-4

検量線による元素濃度の定量

3.2.1.3(2)3)-18

測定対象のピーク
計
数
値

面積

エネルギー
図 3.2.1.3(2)3)-5

LEPS による核種の同定と放射能量の定量

3.2.1.3(2)3)-19

(a)

(b)

妨害核種のピーク

観測されるピーク

バックグラウンド上昇

測定対象のピーク
妨害核種のピーク

測定対象のピーク
妨害核種の影響によりバックグラウンドが上昇し、測定対象のピークが検出できない

図 3.2.1.3(2)3)-6

妨害核種が測定対象のピークと重なり、測定対象のピーク面積が正しく評価できない

LEPS 測定時の妨害

3.2.1.3(2)3)-20

溶解液
分割

・・・

蒸発乾固
↓
2mol/L HF溶解↓
陰イオン交換樹脂通液

蒸発乾固↓
2mol/L HF溶解↓
陰イオン交換樹脂通液

・・・

蒸発乾固
↓
2mol/L HF溶解↓
陰イオン交換樹脂通液

HF：フッ化水素酸

・・・

Nb含有液又はMo含有液
混合／蒸発乾固

ホットプレート
図 3.2.1.3(2)3)-7

Nb と Mo の抽出・分離における分割操作イメージ

3.2.1.3(2)3)-214)

元素濃度及び放射能濃度の測定①

試験片の溶解a)

研磨
図 3.2.1.3(2)4)-1 にカプセルから採取した試験片(S37C1CA01-1、S37C1CA02-1)の研磨前後の外観写真を示す。研磨後には試験片表面から黒色の付着物が除去されていることを確認した。
図 3.2.1.3(2)4)-2 にバスケットから採取した試験片(S37C1CA03-1、S37C1CA03-2、
S37C1CA04-1、S37C1CA04-2)の研磨前後の外観写真を示す。研磨後には試験片表面から黒色の付着物が除去されていることを確認した。なお、バスケットは元素濃度の試測定で Nb 濃度が 10 μg/g 未満であり、予備試験片(S37C1CA03-2、S37C1CA042)も溶解に供したため予備試験片の外観も示す。
溶解に供した各試験片の質量を表 3.2.1.3(2)4)-1 に示す。
b)

溶解
試験片を溶解容器に投入後、フッ化水素酸、塩酸及び硝酸を添加し、時計皿で蓋をして、ホットプレートで加熱しながら溶解した。図 3.2.1.3(2)4)-3 に試験片の溶解時の様子を示す。
カプセルから採取した各試験片の溶解液の外観を図 3.2.1.3(2)4)-4、各ろ過フィルターの外観を図 3.2.1.3(2)4)-5 に示す。図 3.2.1.3(2)4)-5 に示す通り、各ろ過フィルターに黒色の溶け残りが確認されたため、溶け残りの溶解操作を実施した。
バスケットから採取した各試験片の溶解液の外観を図 3.2.1.3(2)4)-6、各ろ過フィル
ターの外観を図 3.2.1.3(2)4)-7 に示す。図 3.2.1.3(2)4)-7 に示す通り、すべての試験片
で溶け残りは確認されなかった。
溶解後の各溶解液の質量を表 3.2.1.3(2)4)-1 に示す。
c)

溶け残りの溶解
カプセルの溶け残り(ろ過フィルター)について、溶解操作を実施した。溶解は、試験片と同様、フッ化水素酸、塩酸、硝酸を用いて加熱しながら溶解した。溶け残りの溶解
操作後の外観を図 3.2.1.3(2)4)-8 に示す。溶解操作前後で、見た目に変化はほぼ見られなかった。溶け残りに測定対象である 93mNb や 93Mo が含まれているか、溶解操作後のろ過フィルターを直接、LEPS で測定することで確認した。測定の結果、溶け残りから 93mNb や 93Mo は検出されなかった。また、溶け残りの溶解液に含まれる Nb 量やMo 量を ICP-MS で測定した結果、S37C1CA01-1、S37C1CA02-1 ともに Nb 量は 7×10-3 μg 未満、Mo 量は 3 μg 未満と試験片中の Nb 量や Mo 量に対して無視できる量であった。したがって、溶け残りについて、さらなる溶解は行わず、また、溶け残りの溶解液を、先に得られている溶解液と混合せずに(混合すると液量が増えるため)、b)の溶解液のみを対象に分析を進めた。

3.2.1.3(2)4)-1d)元素濃度の溶解
予備試験片の溶解の判断のため、Nb 濃度の試測定を行った。試測定の結果、バスケ

ット(S37C1CA03-1、
S37C1CA04-1)の溶解液の Nb 濃度は 10 μg/g 未満であったため、前述の通り、予備試験片(S37C1CA03-2、S37C1CA04-2)を溶解した。予備試験片の溶解後、予備試験片の溶解液と、先に溶解した試験片の溶解液を混合した。混前後の溶解液の質量を、表 3.2.1.3(2)4)-1 に示す。
②

元素濃度の測定a)

元素濃度測定試料の濃度測定
Nb 濃度及び Mo 濃度の検量線を図 3.2.1.3(2)4)-9、図 3.2.1.3(2)4)-10 にそれぞれ示す。図には、各試験片の元素濃度測定試料の測定データも併せて示す。
b)

元素濃度の算出
カプセル及びバスケットの元素濃度の測定結果を表 3.2.1.3(2)4)-2 に示す。測定結果には、不確かさも併せて示す。
測定により得られた元素濃度の主な不確かさは、ICP-MS での検量線から求めた濃度の不確かさであり、これを元素濃度の不確かさとした。検量線から求めた濃度の不確かさは以下の式[3.2.1.3(2)4)-1]から算出した。
□/□

□□/□
1
(□□ − □□)□□□□ =□1 + + □□□□ □ ∑(□□ − □̅ )□□/□∑{□□ − (□□□ + □)}□□□/□ = □□□−2□□□ ：検量線から求めた濃度の不確かさ□□/□ ：検量線の縦軸のばらつきの標準偏差
□
a

□

□□
□□
□□

□□
□̅

：検量線の傾き：検量線の切片：検量線用標準液の測定回数：測定試料の測定値：検量線用標準液の各測定値：検量線用標準液の測定値の平均値：検量線用標準液の各濃度：検量線用標準液の濃度の平均値

なお、試験片の元素濃度を測定する際の他の要因(試験片の質量、溶解液の質量、希釈倍率)の不確かさは、測定値に対して十分な精度を有する天秤を使用しているため、これらの影響は無視できる。

3.2.1.3(2)4)-2

③

放射能濃度の測定
93m

Nb 及び 93Mo の分離操作

a)i)

溶解液の分取各試験片とも、溶解液の約 9 割を分離操作用に容器に分取した。

ii)

Nb の添加バスケット試験片の Nb 濃度が想定より少なかったため、溶解液に Nb 標準液を添加した。
iii) Nb と Mo の抽出・分離
各溶解液を 2 mol/L フッ化水素酸に調製した後、陰イオン交換樹脂に通液し、Nb とMo を樹脂に吸着させた。続いて、8 mol/L フッ化水素酸と 4 mol/L 塩酸の混合液を通液することで Mo を回収し、その後、1 mol/L 塩酸を通液することで Nb を回収した。
図 3.2.1.3(2)4)-11 に陰イオン交換樹脂に通液時の様子を示す。
93m

b)
i)

Nb 放射能量の測定

Nb 回収液の調製全ての試験片に対して Nb 回収液の約 9 割を使用して、「93mNb 放射能測定試料」を調製した。調製した「93mNb 放射能測定試料」(沈殿物)に Nb が移行していることを確認するため、ろ液中の Nb 濃度を ICP-MS で測定した結果、すべての「93mNb 放射能測定試料」に Nb が 99 %以上回収されていることを確認した。表 3.2.1.3(2)4)-3 に「93mNb 放射能測定試料」調製時の Nb 回収率を示す。
各試験片から調製した「 93mNb 放射能測定試料」の LEPS のスペクトルを図3.2.1.3(2)4)-12～図 3.2.1.3(2)4)-15 に示す。
すべての測定試料で 93mNb が放出する 16.6
keV 及び 18.6 keV にピークが確認された。表 3.2.1.3(2)4)-4 に、16.6 keV のピークから評価した「93mNb 放射能測定試料」の放射能測定結果を示す。また、表 3.2.1.3(2)4)5 に Nb 回収率の測定結果を示す。
93

c)
i)

Mo 放射能量の測定

Mo 回収液の調製
カプセルの Mo 回収液では、3 つの「93Mo 放射能測定試料」(沈殿物)を調製した。

93mNb 放射能測定試料の調製時と同様に、調製した放射能測試料に Mo が回収されていることを確認した結果、最初の 2 つでは、Mo 回収率が 70 %～80 %(ろ液に Mo が20 %～30 %移行)であった。回収率が低く、また、Mo 回収液の ICP-MS 測定時に測定
値がバラついたため(ICP-MS の測定試料中に微粒子が含まれると測定値がバラつく傾向を示す)、Mo 回収液中で、なんらかの沈殿物が形成していることが懸念されたため、Mo 回収液をろ過した後に「93Mo 放射能測定試料」(3 つめ)を調製した。3 つめに調製した「93Mo 放射能測定試料」での Mo 回収率は、S37C1CA01-1 で 100%、S37C1CA021 で 96.6%であり、これらの測定試料を LEPS 測定に供した。バスケットの Mo 回収
液を 10 倍に希釈し、希釈液から放射能測定試料を調製した。放射能測定試料での Mo

3.2.1.3(2)4)-3

回収率は、S37C1CA03-1,2 では 99.7%、S37C1CA04-1,2 では 98.8%であった。表3.2.1.3(2)4)-6 に各試験片の「93Mo 放射能測定試料」調製時の Mo 回収率を示す。なお、
Mo 回 収 率 が 99% 未 満 で あ っ た カ プ セ ル の S37C1CA02-1 及 び バ ス ケ ッ ト のS37C1CA04-1, 2 については、試験片の放射能濃度を算出する際には、「93Mo 放射能測定試料」調製時の回収率も考慮した。各試験片から調製した「93Mo 放射能測定試料」の LEPS のスペクトルを図 3.2.1.3(2)4)-16～図 3.2.1.3(2)4)-19 に示す。いずれの試験片でも 93Mo が放出する 16.6 keV 及び 18.6 keV にピークが確認された。表 3.2.1.3(2)4)7 に、16.6 keV のピークから評価した「93Mo 放射能測定試料」の放射能測定結果を示す。
ii) 回収率測定(測定試料の調製と測定)
表 3.2.1.3(2)4)-8 に Mo 回収率の測定結果を示す。Mo 回収率の測定は、カプセルでは Mo 回収液の一部をろ過した液を対象に、バスケットでは 10 倍希釈した液を対象に行った。
d) 93mNb 及び 93Mo 放射能濃度の算出
カプセル及びバスケットの放射能濃度の測定結果を表 3.2.1.3(2)4)-9 に示す。
表には、「93mNb 放射能測定試料」を Ge 半導体検出器(ORTEC 製 GEM30P4-70)で測定した。
各測定結果には、不確かさも併せて示す。測定により得られた放射能濃度の主な不確
かさは、①放射能測定時の計数誤差、②回収率測定時の ICP-MS での検量線から求めた各溶液の濃度の不確かさ(検量線から求めた濃度の不確かさの算出については②元素濃度の測定参照)であり、これらの不確かさを考慮(合成)して、放射能濃度の不確かさとした。
カプセルの 2 つの試験片の測定結果を比較すると、93Mo は不確かさの範囲内(±0.03
Bq/g-試験片)で一致したが、93mNb は、不確かさの範囲内(±0.5～±0.7 Bq/g-試験片)で一致しなかった。93mNb が不確かさの範囲内で一致しなかった原因の１つとして、試
験片自体に起因するバラつきが考えられる。バスケットの 2 つの試験片の測定結果を比較すると、93mNb、93Mo ともに不確かさの範囲内(93mNb は±2 Bq/g-試験片、93Mo
は±0.4 Bq/g-試験片)で一致した。
＜参考文献＞[3.2.1.3(2)4)-1]

J. N. Miller 著, 宗森信, 佐藤寿邦訳, 「データのとり方とまとめ方―分析化学のための統計学とケモメトリックス(第 2 版)」, 共立出
版(2004), p142-p144.

3.2.1.3(2)4)-4

表 3.2.1.3(2)4)-1

採取
部位

管理番号

S37C1CA01-1

溶解に供した試験片と溶解液の質量溶解に供した

回収した

試験片質量

溶解液質量

(g)

(g)

5.9

117.061

管理番号

溶解に供した

回収した

試験片質量

溶解液質量

(g)

(g)

－
S37C1CA01-2－(予備試験片、溶解未実施)

S37C1CA02-1

6.4

S37C1CA02-2－(予備試験片、溶解未実施)

S37C1CA03-1

8.7

カプセル
3.2.1.3(2)4)-5

111.500－

149.251

S37C1CA03-2

7.9

60.9087

S37C1CA04-1

8.1

141.232→
注1

S37C1CA03-1,2

16.6

216.351

S37C1CA04-1,2

16.3

216.266

バスケット

S37C1CA04-2

8.2

69.4304

注 1：バスケットは Nb 濃度が想定より溶解液を混合
注 2：太枠が最終的な溶解に供した試験片の質量と得られた溶解液の質量→
注1表 3.2.1.3(2)4)-2

採取部位

元素濃度の測定結果

試験片の質量

Nb 濃度

Mo 濃度

(管理番号)(g)(μg/g-試験片)(μg/g-試験片)S37C1CA01-1

5.9

20.8 ± 0.2

930 ± 10

S37C1CA02-1

6.4

20.7 ± 0.2

920 ± 10

16.6

2.53 ± 0.03

21200 ± 300

16.3

2.53 ± 0.03

21200 ± 300溶解した試験片カプセル

S37C1CA03-1
S37C1CA03-2
バスケット
S37C1CA04-1
S37C1CA04-2

3.2.1.3(2)4)-6

表 3.2.1.3(2)4)-393m

Nb 放射能測定試料調製時の Nb 回収率

放射能測定に供した回収液
採取部位

カプセル

放射能測定試料溶解した試験片

質量

Nb 濃度

Nb 量注 1

質量

Nb 濃度

Nb 量注 2

Nb 量注 3

回収率注 4(管理番号)(g)(μg/g)(μg)(g)(μg/g)

(μg)

(μg)

(%)

S37C1CA01-1

19.1148

2.1

40.14

27.3195

0.0013

0.04

40.11

99.9

S37C1CA02-1

18.2973

2.0

36.59

25.86480.00062

0.02

36.58

100

18.2773

2.4

43.87

26.3867

0.0023

0.06

43.80

99.9

18.4939

2.4

44.39

26.7461

0.0032

0.09

44.30

99.8

S37C1CA03-1
バスケット

ろ液

S37C1CA03-2
S37C1CA04-1

3.2.1.3(2)4)-7

S37C1CA04-2

注 1：「放射能測定に供した回収液の質量」×「回収液の Nb 濃度」
注 2：「ろ液の質量」×「ろ液の Nb 濃度」
注 3：「放射能測定に供した回収液の Nb 量」－「ろ液の Nb 量」
注 4：「放射能測定試料中の Nb 量」÷「放射能測定に供した回収液の Nb 量」×100

表 3.2.1.3(2)4)-4

種類

93m

Nb 放射能測定試料の放射能測定結果

溶解した試験片16.5 keV-16.6 keV の(管理番号)

計数率注 193mNb の16.5 keV-16.6 keV 放

計数効率

放射能量注 2射線の放出率

(cps)

(%)

(%)

(Bq)

S37C1CA01-1

1.770E-01

9.44

6.97

26.9

S37C1CA02-1

1.124E-01

9.44

6.97

17.1

1.180E+00

9.44

6.97

179.3

1.171E+00

9.44

6.97

178.0

カプセル
3.2.1.3(2)4)-8

S37C1CA03-1
バスケット

S37C1CA03-2
S37C1CA04-1
S37C1CA04-2

注 1：図 3.2.1.3(2)4)-12～図 3.2.1.3(2)4)-15 の 16.5 keV-16.6 keV のピーク面積(カウント数)を測定時間で除した値
注 2：放射能量＝計数率÷(放出率÷100)÷(計数効率÷100)

表 3.2.1.3(2)4)-5

放射能測定に供した
溶解液
採取部位

カプセル

Nb 標準液3.2.1.3(2)4)-9

(μg)

(g)

(μg/g)

(μg)

(%)

―注 4

110.8

20.3526

2.1

42.7

38.6

―注 4

―注 4

118.6

20.3084

2.0

40.6

34.2

0.195

985

0.1008137.0

20.6379

2.4

49.5

36.1

0.191

985

0.1010137.0

20.7241

2.4

49.7

36.3

添加量

(g)

(μg/g)(μg/g)(g)

S37C1CA01-1

105.499

1.05

―注 4

S37C1CA02-1

99.6761.19

193.502196.592

S37C1CA04-1
S37C1CA04-2

Nb

Nb 量注 2濃度

S37C1CA03-2

分離前の

濃度

濃度

(管理番号)

回収液
質量

質量

溶解した試験片S37C1CA03-1
バスケット

Nb 回収率の測定結果

Nb 量

注1

回収率注 3

注 1：(「放射能測定に供した溶解液の質量」×「放射能測定に供した溶解液の Nb 濃度」)＋(「Nb 標準液の Nb 濃度」×「Nb 標準液の添
加量」)
注 2：
「回収液の質量」×「回収液の Nb 濃度」
注 3：「回収液の Nb 量」÷「分離前の Nb 量」×100
注 4：添加せず表 3.2.1.3(2)4)-6

93

Mo 放射能測定試料調製時の Mo 回収率

放射能測定に供した回収液
採取部位

カプセル

溶解した試験片

放射能測定試料
回収率

質量

Mo 濃度

Mo 量注 1

質量Mo 濃度

Mo 量注 2

Mo 量注 3(g)

(μg/g)(μg)(g)(μg/g)

(μg)

(μg)

(%)

S37C1CA01-1

8.5980

31.7

272.6

13.4672

0.0069

0.093

272.5

100.0

S37C1CA02-1

11.3050

46.6

526.8

16.5334

1.1

18.0

508.8

96.6

0.41151329.0

546.9

13.63

0.11

1.5

545.4

99.7

0.5132

1286.0660.0

14.975

0.53

7.9

652.0

98.8

(管理番号)

S37C1CA03-1
3.2.1.3(2)4)-10

バスケット

ろ液

S37C1CA03-2
S37C1CA04-1
S37C1CA04-2

注 1：「放射能測定に供した回収液の質量」×「回収液の Mo 濃度」
注 2：「ろ液の質量」×「ろ液の Mo 濃度」
注 3：「放射能測定に供した回収液の Mo 量」－「ろ液の Mo 量」
注 4：「放射能測定試料中の Mo 量」÷「放射能測定に供した回収液の Mo 量」×100

注4

表 3.2.1.3(2)4)-7

種類

93

Mo 放射能測定試料の放射能測定結果

溶解した試験片16.5 keV-16.6 keV の(管理番号)

計数率注 1

93Mo の16.5 keV-16.6 keV

計数効率

放射能量注 2の X 線の放出率

(cps)

(%)

(%)

(Bq)

S37C1CA01-1

6.161E-03

61

6.97

0.145

S37C1CA02-1

1.139E-02

61

6.97

0.27

8.157E-03

61

6.97

0.19

1.013E-02

61

6.97

0.24

カプセル

3.2.1.3(2)4)-11

S37C1CA03-1
バスケット

S37C1CA03-2
S37C1CA04-1
S37C1CA04-2

注 1：図 3.2.1.3(2)4)-16～図 3.2.1.3(2)4)-19 の 16.5 keV-16.6 keV のピーク面積(カウント数)を測定時間で除した値
注 2：放射能量＝計数率÷(放出率÷100)÷(計数効率÷100)

表 3.2.1.3(2)4)-893

Mo 放射能測定試料調製時の Mo 回収率

分離操作に

回収液注 4

供した溶解液採取部位

カプセル

溶解した試験片

質量

Mo 濃度

(g)

(μg/g)

S37C1CA01-1

105.499

S37C1CA02-1(管理番号)

3.2.1.3(2)4)-12

S37C1CA03-1
バスケット

S37C1CA03-2
S37C1CA04-1
S37C1CA04-2

分離操作前の

質量

Mo 濃度

Mo 量注 2

Mo 回収率注 3

(μg)

(g)

(μg/g)

(μg)

(%)

47.1

4969

8.8549

31.7

281

5.6

99.67653.0

5283

11.5364

46.6

537.6

10.2

193.5021640

31734310.19421329

13548.1

4.3

196.5921600

314547

10.1881286

13101.8

4.2

Mo 量注 1

注 1：
「分離操作に供した溶解液の質量」×「分離操作に供した溶解液の Mo 濃度」
注 2：「回収液の質量」×「回収液の Mo 濃度」
注 3：「回収液の Mo 量」÷「分離操作前の Mo 量」×100
注 4：カプセルでは回収した Mo 回収液をさらにろ過した液バスケットでは回収した Mo 回収液を 10 倍希釈した液表 3.2.1.3(2)4)-9

採取部位

溶解した試験片(管理番号)

93mNb 放射能濃度

93Mo 放射能濃度(Bq/g-試験片)(Bq/g-試験片)S37C1CA01-1

13.9±0.7

S37C1CA02-1

9.7±0.5

カプセル

S37C1CA03-1
バスケット

S37C1CA03-2
S37C1CA04-1
S37C1CA04-2

放射能濃度の測定結果

38±2
37±2

(2023/11/10
23:10)(2023/11/13
19:06)(2023/11/17
22:43)(2023/11/20
16:18)

0.50±0.03
0.49±0.03
7.4±0.4
7.8±0.4(2023/11/23
6:09)(2023/11/21
21:31)(2023/11/24
23:17)(2023/11/27

注：放射能濃度は測定日時点の値を示す。測定日時を括弧内に示す。

3.2.1.3(2)4)-13

23:51)

(研磨前)(研磨後：表面と裏面)(a) 管理番号：S37C1CA01-1(研磨前)(研磨後：表面と裏面)(b) 管理番号：S37C1CA02-1

図 3.2.1.3(2)4)-1

カプセルから採取した試験片の溶解前処理前後(研磨前後)の
外観写真

3.2.1.3(2)4)-14

(研磨前)(研磨後：右２つの写真は側面 4 面がわかるように撮影)(a) 管理番号 S37C1CA03-1(研磨前)(研磨後：右２つの写真は側面 4 面がわかるように撮影)(b) 管理番号 S37C1CA03-2

図 3.2.1.3(2)4)-2 (1/2) バスケットから採取した試験片の溶解前処理前後(研磨前後)の外観写真

3.2.1.3(2)4)-15

(研磨前)(研磨後：右２つの写真は側面 4 面がわかるように撮影)(a) 管理番号 S37C1CA04-1(研磨前)(研磨後：右２つの写真は側面 4 面がわかるように撮影)(b) 管理番号 S37C1CA04-2

図 3.2.1.3(2)4)-2 (2/2) バスケットから採取した試験片の溶解前処理前後(研磨前後)の外観写真

3.2.1.3(2)4)-16

純水（液温確認用)(カプセル)(バスケット)
図 3.2.1.3(2)4)-3

図 3.2.1.3(2)4)-4

試験片の溶解時の様子

カプセルから採取した試験片の溶解液の外観

3.2.1.3(2)4)-17図 3.2.1.3(2)4)-5

カプセルから採取した試験片の溶解液のろ過フィルターの外観(予備試験片の溶解液と混合後)
図 3.2.1.3(2)4)-6

バスケットから採取した試験片の溶解液の外観

3.2.1.3(2)4)-18

図 3.2.1.3(2)4)-7

バスケットから採取した試験片のろ過フィルターの外観

3.2.1.3(2)4)-19

(溶解操作前(図 3.2.1.3(2)4)-5 と同じ写真))(溶解操作後)図 3.2.1.3(2)4)-8

カプセルから採取した試験片の溶け残りの溶解操作後の外観

3.2.1.3(2)4)-20

8000

標準液
標準液
S37C1CA01-1x20000
S37C1CA01-1
約2万倍希釈液
S37C1CA02-1
S37C1CA02-1x20000
約2万倍希釈液

測定値（ｃｐｓ）

7000
6000
5000
4000
3000
2000

y = 7.080E+07x + 4.565E+01
R² = 9.998E-01

1000
00.E+002.E-05

4.E-05

6.E-05

8.E-05

1.E-04

1.E-04濃度(μg/g)(a) カプセル

1600

標準液
標準液
S37C1CA03-1,2x20000
S37C1CA03-1,2
約2万倍希釈液
S37C1CA04-1,2
約2万倍希釈液
S37C1CA04-1,2x20000

測定値（ｃｐｓ）

1400
1200
1000
800
600
400

y = 6.954E+07x + 4.760E+01
R² = 9.999E-01

200
0
0.E+00

5.E-06

1.E-05

2.E-05

2.E-05濃度(μg/g)(b) バスケット
図 3.2.1.3(2)4)-9

Nb の検量線と元素測定試料の測定結果

3.2.1.3(2)4)-21

3.E-05

140000
標準液
S37C1CA01-1x20000
S37C1CA02-1x20000

測定値（ｃｐｓ）

120000100000
80000
60000
40000

y = 1.245E+07x - 1.584E+02
R² = 9.999E-01

20000
00.E+002.E-03

4.E-03

6.E-03

8.E-03

1.E-02

1.E-02濃度(μg/g)(a) カプセル

2500000
標準液
S37C1CA03-1,2x20000
S37C1CA04-1,2x20000

測定値（ｃｐｓ）

2000000
1500000
1000000
5000000
0.E+00y = 1.213E+07x + 1.153E+03
R² = 1.000E+00
5.E-02

1.E-01

2.E-01

2.E-01濃度(μg/g)(b) バスケット
図 3.2.1.3(2)4)-10

Mo の検量線と元素測定試料の測定結果

3.2.1.3(2)4)-22

3.E-01

(a) カプセル、イオン交換カラム(樹脂量 5 mL/本)6 本を使用(b) バスケット、イオン交換カラム(樹脂量 5 mL/本)16 本を使用
図 3.2.1.3(2)4)-11

陰イオン交換樹脂への通液時の様子

3.2.1.3(2)4)-23

1,000測定時間：5 万秒

900
800
700

Count

600
500
400
300
200
100
0
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

Energy/keV(a) 全体(エネルギー範囲：0-100 keV)

1,000

Nb-93m
16.6 keV

900

測定時間：5 万秒

800
700

Count

600
500
400
300

Nb-93m
18.6 keV

200
100
0
10

11

12

13

14

15

16

17

18

19

Energy/keV(b) 93mNb のピーク近傍(エネルギー範囲：10-20 keV)
図 3.2.1.3(2)4)-12

カプセル(S37C1CA01-1)の 93mNb 放射能測定試料の LEPS スペクトル3.2.1.3(2)4)-2420

1,000測定時間：5 万秒

900
800
700

Count

600
500
400
300
200
100
0
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

Energy/keV(a) 全体(エネルギー範囲：0-100 keV)

1,000

測定時間：5 万秒

900
800
700

Nb-93m
16.6 keV

Count

600
500
400
300

Nb-93m
18.6 keV

200
100
0
10

11

12

13

14

15

16

17

18

19

Energy/keV(b) 93mNb のピーク近傍(エネルギー範囲：10-20 keV)
図 3.2.1.3(2)4)-13

カプセル(S37C1CA02-1)の 93mNb 放射能測定試料の LEPS スペクトル3.2.1.3(2)4)-25

20

7,000測定時間：5 万秒

6,000
5,000

Count

4,000
3,000
2,000
1,000
0
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

Energy/keV(a) 全体(エネルギー範囲：0-100 keV)

7,000
Nb-93m
16.6 keV

6,000

測定時間：5 万秒

5,000

Count

4,000
3,000
2,000

Nb-93m
18.6 keV

15.8 keV
1,000

17.8 keV

0
10

11

12

13

14

15

16

17

18

19

20

Energy/keV(b) 93mNb のピーク近傍(エネルギー範囲：10-20 keV)
注：15.8 keV 及び 17.8 keV のピークの由来は未同定
図 3.2.1.3(2)4)-14

バスケット(S37C1CA03-12)の 93mNb 放射能測定試料の LEPS スペクトル3.2.1.3(2)4)-26

S37C1CA04_Nb-93m

測定時間50,000秒

7,000

測定時間：5 万秒

6,000
5,000

Count

4,000
3,000
2,000
1,000
0
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

測定時間

50,000秒

Energy/keV(a) 全体(エネルギー範囲：0-100 keV)S37C1CA04_Nb-93m

7,000
Nb-93m
16.6 keV

6,000

測定時間：5 万秒

5,000

Count

4,000
3,000
2,000

Nb-93m
18.6 keV

15.8 keV
1,000
17.8 keV
0
10

11

12

13

14

15

16

17

18

19

20

Energy/keV(b) 93mNb のピーク近傍(エネルギー範囲：10-20 keV)
注：15.8 keV 及び 17.8 keV のピークの由来は未同定
図 3.2.1.3(2)4)-15

バスケット(S37C1CA04-1,2)の 93mNb 放射能測定試料の LEPS スペクトル3.2.1.3(2)4)-27

200

測定時間:15 万秒

180
160
140

Count

120
100
80
60
40
20
0
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

Energy/keV(a) 全体(エネルギー範囲：0-100 keV)200

測定時間:15 万秒

180
160

Mo-93
16.6 keV

140

Count

120
100
80

Mo-93
18.6 keV

60
40
20
0
10

11

12

13

14

15

16

17

18

19

Energy/keV(b) 93Mo のピーク近傍(エネルギー範囲：10-20 keV)
図 3.2.1.3(2)4)-16

カプセル(S37C1CA01-1)の 93Mo 放射能測定試料の LEPS スペクトル3.2.1.3(2)4)-28

20

200
180

測定時間：5 万秒

160
140

Count

120
100
80
60
40
20
0
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

Energy/keV(a) 全体(エネルギー範囲：0-100 keV)200

測定時間：5 万秒

180
160
140

Count

120
100

Mo-93
16.6 keV

80
60

Mo-93
18.6 keV

40
20
0
10

11

12

13

14

15

16

17

18

19

Energy/keV(b) 93Mo のピーク近傍(エネルギー範囲：10-20 keV)
図 3.2.1.3(2)4)-17

カプセル(S37C1CA02-1)の 93Mo 放射能測定試料の LEPS スペクトル3.2.1.3(2)4)-29

20

200

測定時間：10 万秒

180
160
140

Count

120
100
80
60
40
20
0
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

Energy/keV(a) 全体(エネルギー範囲：0-100 keV)200

測定時間：10 万秒

180
160
140
Mo-93
16.6 keV

Count

120
100
80

Mo-93
18.6 keV

60
40
20
0
10

11

12

13

14

15

16

17

18

19

20

Energy/keV(b) 93Mo のピーク近傍(エネルギー範囲：10-20 keV)
図 3.2.1.3(2)4)-18

バスケット(S37C1CA03-1, 2)の 93Mo 放射能測定試料の LEPS スペクトル3.2.1.3(2)4)-30

200

測定時間：10 万秒

180
160
140

Count

120
100
80
60
40
20
0
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

測定時間

100,000

秒

Energy/keV(a) 全体(エネルギー範囲：0-100 keV)S37C1CA04_Mo-93

200
180

測定時間：10 万秒

160
Mo-93
16.6 keV

140

Count

120
100
80

Mo-93
18.6 keV

60
40
20
0
10

11

12

13

14

15

16

17

18

19

20

Energy/keV(b) 93Mo のピーク近傍(エネルギー範囲：10-20 keV)
図 3.2.1.3(2)4)-19

バスケット(S37C1CA04-1, 2)の 93Mo 放射能測定試料の LEPS スペクトル3.2.1.3(2)4)-31

5)

Mo 起源及び Nb 起源の 93mNb 放射能濃度の算出①

Mo からの 93mNb の生成
Mo からの 93mNb の生成経路を図 3.2.1.3(2)5)-1 に示す。
原子炉の運転期間中は、92Mo(天然同位体比 14.22％[3.2.1.3(2)5)-1])の中性子との核反応により 93Mo が生成し、生成した 93Mo が壊変することで 93mNb が生成する(図 3.2.1.3(2)5)-1 上段)。
また、
原子炉停止後は、測定までの期間中に 93Mo が壊変することで継続して 93mNb が生成する(図 3.2.1.3(2)5)-1 の下段)。したがって、Mo 起源の 93mNb 放射能を算出する上で、原子炉の運転期間と、原子炉停止から測定までの期間の生成を考慮する必要がある。
(原子炉停止時点の Mo 起源の 93Mo と 93mNb)
運転期間中に生成した原子炉停止時点の Mo 起源の 93Mo 原子数□□□□□ 及び

93mNb 原子数□□□□□□ は、①試験片中の92Mo の初期原子数□□□□□ 、②反応断面積σ□□□□、③中性子束φ、④93Mo の壊変定数λ□□□□、⑤原子炉の運転時間□、⑥93Mo
壊変時の 93mNb へ壊変する割合(分岐率)b□ 、⑦93mNb の壊変定数λ□□□□□ を用いて、式 3.2.1.3(2)5)-1、及び、式 3.2.1.3(2)5)-2 で計算される。

□□□□□ = □□□□□ σ□□□□ φ □e□ □□□□□ □ □e□ □□□□□ □+□λ□□□□ − σ□□□□ φσ□□□□ φ − λ□□□□□□□□□□ = □□□□□ σ□□□□ φ λ□□□□ b□ □++e□ □□□□□□ □(λ□□□□ − σ□□□□ φ)(λ□□□□□ − σ□□□□ φ)e□ □□□□□ □(σ□□□□ φ − λ□□□□)(λ□□□□□ − λ□□□□ )e□ □□□□□□ □□(σ□□□□ φ − λ□□□□□ )(λ□□□□ − λ□□□□□ )□□□□□：92Mo の初期原子数(－)λ□□□□：93Mo の壊変定数(1/s)λ□□□□□：93mNb の壊変定数(1/s)σ□□□□：92Mo (n, γ) 93Mo の反応断面積(cm2)□：原子炉の運転時間(s)φb□(3.2.1.3(2)5)- 1)(3.2.1.3(2)5)- 2)：中性子束(1/ cm2 s)：分岐率(93Mo 壊変時の 93mNb へ壊変する割合)(－)

また、92Mo の初期原子数□□□□□ は 3.2.1.3(2)5)-3 式で計算される。

3.2.1.3(2)5)-1

□□□□□ =ここで、□ □□□ F N□
G□

：溶解した試験片の質量(g)N□：アボガドロ定数(1/mol)(3.2.1.3(2)5)- 3)：試験片の Mo の元素濃度(g/g-試験片)□□□：92Mo の天然同位体比(－)

FG：Mo の原子量(－)(測定時点の Mo 起源の 93Mo と 93mNb)
原子炉停止から測定までの期間を考慮した、測定時点の Mo 起源の 93mNb 原□
子数□□□□□□
は、原子炉停止時点の Mo 起源の 93Mo 原子数 □□□□□及び 93mNb 原

子数□□□□□□ を用いて 3.2.1.3(2)5)-4 式で計算される。3.2.1.3(2)5)-4 式のうち、右辺の第 1 項は原子炉停止後に 93Mo の壊変により新たに生成する 93mNb を表し、第 2 項は運転期間中に生成した 93mNb の減衰を表す。
□□□□□□□=λ□□□□ b□□□e□ □□□□□ □□ − e□ □□□□□□ □□ □λ□□□□□ − λ□□□□ □□□□+ □□□□□□ e□ □□□□□□ □□(3.2.1.3(2)5)- 4)

ここで、□□□□□□□：測定時点の Mo 起源の 93mNb 原子数(－)□□□□□：原子炉停止時点の Mo 起源の 93Mo 原子数(－)□□□□□□ ：原子炉停止時点の Mo 起源の 93mNb 原子数(－)□□：原子炉停止から測定までの時間(s)測定時点の Mo 起源の 93mNb 放射能量□□□□□□(□□) は、3.2.1.3(2)5)-4 式で算出□した Mo 起源の 93mNb 原子数□□□□□□に 93mNb の壊変定数λ□□□□□ を乗じることで算出することができる(式 3.2.1.3(2)5)-5)。

□□□□□□□(□□) = λ□□□□□ □□□□□□(3.2.1.3(2)5)- 5)

以上の 3.2.1.3(2)5)-1 式～3.2.1.3(2)5)-5 式で、Mo 起源の 93mNb 放射能量を算出するために必要なパラメータを表 3.2.1.3(2)5)-1 にまとめて示す。表 3.2.1.3(2)5)-1 の
93mNb と 93Mo の壊変定数は表 3.2.1.3(2)5)-2 に示す半減期より算出した値である。

表 3.2.1.3(2)5)-1 のうち、92Mo (n, γ) 93Mo の反応断面積σ□□□□と中性子束φの積(以下、反応率とする)を、本調査では 93Mo の測定値から算出した。反応率の算出方法を「② Mo 起源の 93mNb 放射能濃度の算出方法」に示す。

3.2.1.3(2)5)-2

Mo から生成する際の 93mNb の反応率の算出方法②

原子炉停止時点の Mo 起源の 93Mo 原子数□□□□□ は、93Mo の測定時点での放射能量□□□□□を用いると、式 3.2.1.3(2)5)-6 で表される。
□□□□□ =□□□□□λ□□□□ e□ □□□□□ □□(3.2.1.3(2)5)- 6)

また、式 3.2.1.3(2)5)-6 は式 3.2.1.3(2)5)-1 と等しいことから、式 3.2.1.3(2)5)-7 が得られる。
□□□□□ σ□□□□ φ □=e□ □□□□□□ □e□ □□□□□ □+□λ□□□□ − σ□□□□ φσ□□□□ φ − λ□□□□□□□□□λ□□□□ e□ □□□□□ □□(3.2.1.3(2)5)- 7)

ここで、93Mo の測定時点での放射能量□□□□□がわかれば、式 3.2.1.3(2)5)-7 における未知数は反応率σ□□□□φのみとなる。本調査では、93Mo の測定時点での放射能量□□□□□に 93Mo の放射能量の測定値を代入することで、式 3.2.1.3(2)5)-7 より反応率σ□□□□ φを算出する。算出した反応率を用いて、Mo 起源の 93mNb 放射能濃度を算出する。Mo 起
源の 93mNb 放射能濃度の算出結果を表 3.2.1.3(2)5)-3 に示す。
Mo 起源の 93mNb 放射能濃度の算出方法③

算出した反応率、及び、表 3.2.1.3(2)5)-1 に示す各値や測定値を式 3.2.1.3(2)5)-1～式
3.2.1.3(2)5)-5 に代入して得られた Mo 起源の 93mNb 放射能量を用いて、式 3.2.1.3(2)5)8 から Mo 起源の 93mNb 放射能濃度を算出する。

ここで□□□□□□(□□) =□□□□□□(□□)□(3.2.1.3(2)5)- 8)□□□□□□(□□) ：Mo 起源の 93mNb 放射能濃度(Bq/g‐試験片)□□□□□□(□□) ：Mo 起源の 93mNb 放射能量(Bq)□：溶解した試験片の質量(g)Nb 起源の 93mNb 放射能濃度の算出方法④

93mNb の放射能濃度(測定値)から Mo 起源の 93mNb 放射能濃度を差し引くことで、試験片の Nb 起源の 93mNb 放射能濃度を算出する(式 3.2.1.3(2)5)-9)。
ここで□□□□□□(□□) = □□□□□□ − □□□□□□(□□)(3.2.1.3(2)5)- 9)□□□□□□(□□) ：Nb 起源の 93mNb 放射能濃度(Bq/g‐試験片)□□□□□□：93mNb の放射能濃度(測定値)(Bq/g‐試験片)□□□□□□(□□) ：Mo 起源の 93mNb 放射能濃度(Bq/g‐試験片)
3.2.1.3(2)5)-3

Mo 起源及び Nb 起源の 93mNb 放射能濃度の算出結果⑤

Mo 起源及び Nb 起源の 93mNb 放射能濃度の算出結果を表 3.2.1.3(2)5)-3 に示す。
⑥

カプセル及びバスケットの放射能濃度の比較
カプセル及びバスケットの 93mNb 及び 93Mo 放射化量を比較するため、Nb 1 g あたりの 93mNb 放射能量(Nb 起源の 93Nb 放射能量)及び Mo 1 g あたりの 93Mo 放射能量をそれぞれ算出した。表 3.2.1.3(2)5)-4 に結果を示す。結果は以下の通りである。
Nb 1 g あたりの 93mNb 放射能量は、カプセルで約 5×105 Bq/g、バスケットで約・1×107 Bq/g であり、カプセルとバスケットで 1 桁以上の差がある。
Mo 1 g あたりの 93Mo 放射能量は、カプセルで約 5×102 Bq/g、バスケットで約・4×107 Bq/g であり、カプセルとバスケットは同じオーダーである。
バスケットの Nb 1 g あたりの 93mNb 放射能量が高い傾向がみられており、その要因について整理した。
Nb 1 g あたりの 93mNb 放射能量が高いことから、1) 93Nb の量を低く測定、2) 93mNb
放射能量を高く測定、の 2 つが考えられ、これらの事象が起きるケースや本調査での可能性について整理した。
93

a)

Nb の量を低く測定

図 3.2.1.3(2)5)-2 に Nb 濃度の測定フローを示す。Nb 濃度の測定操作は、i)溶解操作、ii)濃度測定操作から成り、各操作で Nb 量を低く測定する可能性のある要因や、本調査での可能性について整理した。
i)

溶解操作
溶解が不十分で、93Nb が溶け残っていた場合には、93Nb 量は低く測定されることになる。ただし、93Nb が溶け残った場合には、同じ Nb 元素である、93mNb も溶け残る
ため、93Nb と同様に 93mNb 放射能量も低く測定されることになる。したがって、溶け残りが原因で 93Nb 量は低く定量されたとは考えられない。
ii) 濃度測定操作
試験片の元素濃度は、溶解液の質量、試験片の質量、元素濃度測定試料(溶解液を希釈)の希釈倍率、元素濃度測定試料の測定結果(検量線から求めた濃度)から算出される。
各試験片の元素濃度を算出した際の各値を表 3.2.1.3(2)5)-5 に示す。算出に用いた値のうち、溶解液の質量、試験片の質量、元素濃度測定試料の希釈倍率は質量測定により把握しているため、これらの測定値の誤差等により Nb 濃度が低く定量されたとは考えにくい。また、元素濃度測定試料の Nb 濃度を定量した際の検量線は、図 3.2.1.3(2)5)3 に示す通り良好な直線性線が得られており、測定時の誤差等により Nb 濃度が低く定量されたとも考えにくい。
b)93m

Nb の量を高く測定

図 3.2.1.3(2)5)-4 に Nb 濃度の測定フローを示す。Nb 濃度の測定操作は、i)分離操

3.2.1.3(2)5)-4

作、ii)放射能測定操作、iii)回収率測定から成り、各操作で 93mNb 量を高く測定する可能性のある要因や、本調査での可能性について整理した。
i)

分離操作
試験片試料由来以外の 93mNb が混入すると高くなる恐れがあるが、本調査でのバスケットの分離操操作時には、他の試料(カプセル含む)は同時使用しておらず、他の試料の混入が原因で 93mNb が高く定量されたとは考えにくい。
ii) 放射能測定操作
93mNbと同じエネルギーを放出する核種が混入していると、放射能測定時に 93mNbのピークと重なり高く評価されることになる。93mNb と同じエネルギーを放出する核種としては 93Mo が考えられる。そこで、「93mNb 放射能測定試料」中の Mo 量を評価・算出し、93Mo の影響について整理した。図 3.2.1.3(2)5)-5 に 93mNb 放射能測定試料中の Mo 量の算出フローを示す。
「93mNb 放射能測定試料」中の Mo 量は、放射能測定に供した回収液中の Mo 量から、「93mNb 放射能測定試料」(沈殿物)調製時のろ液中の Mo
量を差し引くことで算出した。各液の Mo 量は、各液の濃度を ICP-MS で測定し、得られた測定濃度に各液量を乗じることで算出した。表 3.2.1.3(2)5)-6 に「93mNb 放射能
測定試料中」の Mo 量を算出した結果を示す。表にはカプセルの結果も併せて示す。
93mNb 放射能測定試料中の Mo 量は、カプセル、バスケットともに 1μg 未満である。

また、Mo 1 g あたりの 93Mo 放射能量は、表 3.2.1.3(2)5)-4 より、102 Bq オーダーであるため、Mo が 1μg 混入していたとしても、93Mo の混入量としては、10-4 Bq 程度であり、無視できる量である。したがって、93Mo が混入して、93mNb が高く定量されたとは考えにくい。
iii) 回収率測定
試験片の放射能量は、測定試料の放射能量を回収率で補正して以下のように算出する。
試験片の放射能=

測定試料の放射能量
回収率

回収率を低く評価すると、放射能量は高くなる。回収率は、分離操作前後の Nb 量から算出する。
回収率=

分離操作後の Nb 量
分離操作前の Nb 量

したがって、分離操作前の Nb 量が高い、または分離操作後の Nb 量が低いと、回収率が低くなり放射能量を高く見積もることになる。
表 3.2.1.3(2)5)-7 に各試験片の回収率の測定結果を示す。
分離操作前の Nb 量は、溶解液の質量、溶解液の Nb 濃度、Nb 標準液の添加量(標準液の添加はバスケットのみ)から算出される。溶解液の質量や標準液の添加量は、質量3.2.1.3(2)5)-5

測定で把握しているため、これらの値の誤差等は小さいと考えられる。また、溶解液のNb 濃度についても、「a)93Nb の量を低く測定」に記載した通り、溶解液の濃度(元素濃度測定試料の濃度)を定量した際の検量線は、良好な直線性が得られている。したがって、分離操作前の Nb 量を高く見積もっている可能性は低い。
分離操作後の Nb 量は、回収液の質量に、回収液中の Nb 濃度を乗じることで算出する。回収液中の Nb 濃度は、回収率測定試料(Nb 回収液を希釈して調製)の希釈倍率と、回収率測定試料の測定結果(検量線から求めた濃度)から算出される。回収率測定試料のNb 濃度を定量した際の検量線は、図 3.2.1.3(2)5)-6 に示す通り、良好な直線性線が得られており、測定時の誤差等により回収率測定試料の Nb 濃度が低く定量されたとも考えにくい。
以上より、実際の回収率を低く測定したために、93mNb が高く定量されたとは考えにくい。
⑦

カプセル及びバスケットの測定に係る追加確認事項
カプセルの測定結果については、Nb 起源 93mNb 放射能濃度がオーダー的には同程度であるが、13.6 (Bq/g-試験片)と 9.4(Bq/g-試験片)となっており、放射能濃度としては 1.5 倍程度の差がある状況である。このため、追加のカプセルの測定を実施し、測定対象の試料のバラツキの影響であるかを確認することが望ましい。
一方、バスケットに関しては、カプセルの傾向と比較すると、Nb 濃度に対して Nb
起源 93mNb 放射能濃度が高い状態である。この原因に関しては、前述の通り、想定される現象については調査したものの、原因究明には至っていない状況である。そのため、新たな情報を収集する観点で、以下の通り追加の作業の実施が望ましい。
● 別法による測定
今回の濃度測定にあたっては、微小な Nb 濃度を測定するため、ICP-MS を用いての測定を実施した。別法による測定として、ICP-MS の測定レンジよりは大きい範囲ではあるが、ICP-AES による測定を行い、本調査での測定値に関するクロスチェックを実施する。
また、放射能濃度の測定にあたっては、LEPS による測定を実施したが、こちらも別法による放射能濃度測定として、液体シンチレーションカウンタによる測定を実施する。ただし、液体シンチレーションカウンタの測定では、LEPS での測定に比べて他の核種からの影響(放射線の干渉)が大きく、本調査での分離・精製作業に加え、追加の分離・精製作業が必要となる。

3.2.1.3(2)5)-6

＜参考文献＞[3.2.1.3(2)5)-1]

日本原子力研究開発機構核データ研究グループ, 核データの表,
https://wwwndc.jaea.go.jp/NuC/index_J.html．

[3.2.1.3(2)5)-2]

アイソトープ手帳(12 版), 日本アイソトープ協会, 2020.

[3.2.1.3(2)5)-3]

IAEA, Livechart – Table of Nuclides – Nuclear structure anddecay data.
https://www-nds.iaea.org/relnsd/vcharthtml/VChartHTML.html

3.2.1.3(2)5)-7

表 3.2.1.3(2)5)-1

Mo 起源の 93mNb 放射能量算出のために必要なパラメータと設定方法

パラメータ

設定方法

溶解した試験片

使用数値
各試験片の

□

測定値

□□□

測定値

□

文献[3.2.1.3(2)5)-1]より設定

0.1422

アボガドロ定数N□

文献[3.2.1.3(2)5)-2]より設定

6.022×1023

Mo 原子量G

文献[3.2.1.3(2)5)-1]より設定

95.96

σ□□□□

93Mo

各試験片の

応断面積」と「中性子束」の積(反93Mo 放射能量のφ

応率)として算出

測定値からの算出の質量
試験片の Mo の元素濃度
92Mo の天然同位体比92Mo (n, γ) 93Moの反応断面積
中性子束
原子炉の
運転時間
93Mo の壊変定数

93Mo

壊変時の

93mNb

への分岐

率
93mNb の壊変定数

原子炉停止から測定までの時間

□

測定値
各試験片の
測定値

放射能量の測定値から「反浜岡原子力発電所 3 号機の運転実績から設定注

単位
g

g

－

1/mol

u

1/s

580,262,400

s

λ□□□□

文献[3.2.1.3(2)5)-1]より設定

5.491E-12

1/sb□

文献[3.2.1.3(2)5)-3]より設定

0.88

－

λ□□□□□

文献[3.2.1.3(2)5)-1]より設定

1.362E-09

1/s

□□

各試験片の
浜岡原子力発電所 3 号機の炉停止

93mNb 放射能から測定までの時間から設定

測定日時と(炉停止日 2010/11/29)

炉停止日時から算出

注：定格出力換算(出力 100％での運転をしたと想定した場合)で、6716 日より算出

3.2.1.3(2)5)-8

s

93m

Nb と 93Mo の壊変定数

表 3.2.1.3(2)5)-2

半減期注 1

壊変定数注 2

(y)

(1/s)

93mNb

16.13

1.362E-09

93Mo

4.0E+035.491E-12

核種

注 1：データ出典「日本原子力研究開発機 核データ研究グループ[3.2.1.3(2)5)-1]」
注 2：壊変定数は 「ln 2 ÷半減期 (y) ÷31,556,926 (s/y)」で算出
年から秒への換算に用いる値は、アイソトープ手帳(12 版)[3.2.1.3(2)5)-2]を参考

表 3.2.1.3(2)5)-3

Mo 起源及び Nb 起源の 93mNb 放射能濃度の算出結果

Mo 起源 93mNb Nb 起源 93mNb
採取部位溶解した試験片

放射能濃度

放射能濃度※

93mNb 放射能

(管理番号)(Bq/g-試験片)(Bq/g-試験片)

測定日

＠測定日時点＠測定日時点

S37C1CA01-1

0.27

13.6

2023/11/10 23:10

S37C1CA02-1

0.26

9.4

2023/11/13 19:06

3.9

34

2023/11/17 22:43

4.2

33

2023/11/20 16:18

カプセル

S37C1CA03-1
バスケッ

S37C1CA03-2

ト

S37C1CA04-1
S37C1CA04-2※:93mNb 放射能濃度(測定値)から Mo 起源 93mNb 放射能濃度を差し引いた値

3.2.1.3(2)5)-9

表 3.2.1.3(2)5)-4

採取部位

元素 1g あたりの放射能量の比較

Nb1g あたりのMo1g あたりの93mNb 放射能量注 1

93Mo 放射能量(Bq/g)(Bq/g)

S37C1CA01-1

6.6×105

5.4×102

S37C1CA02-1

4.6×105

5.3×102

1.3×107

3.5×102

1. 3×107

3.7×102

溶解した試験片(管理番号)

カプセル

S37C1CA03-1
S37C1CA03-2
バスケット
S37C1CA04-1
S37C1CA04-2

注 1：Nb 起源の 93mNb 放射能濃度を、Nb 濃度で除した値

3.2.1.3(2)5)-10

表 3.2.1.3(2)5)-5

採取部位

元素濃度の算出時の各値

m

M

D

試験片

溶解液

元素濃度測定試料

質量

質量

希釈倍率

(g)

(g)

S37C1CA01-1

5.9

S37C1CA02-1

溶解した試験片(管理番号)

cNb

C1-Nb

CNb

溶解液

試験片

Nb 濃度

Nb 濃度

Nb 濃度

-

(μg/g-測定試料)(μg/g-溶解液)(μg/g-試験片)117.061

1.79E+04

5.88E-05

1.05E+00

20.8

6.4

111.500

1.72E+04

6.93E-05

1.19E+00

20.7

16.6

216.351

1.66E+04

1.18E-05

1.95E-01

2.53

16.3

216.266

1.72E+04

1.11E-05

1.91E-01

2.53

カプセル
3.2.1.3(2)5)-11

S37C1CA03-1
バスケッ S37C1CA03-2
ト

S37C1CA04-1
S37C1CA04-2

表 3.2.1.3(2)5)-693m

Nb 放射能測定試料中の Mo 量

放射能測定に供した回収液採取

溶解した試験片部位(管理番号)

カプセル

放射能測定試料

質量Mo 濃度

Mo 量注 1

質量Mo 濃度

Mo 量注 2

Mo 量注 3(g)

(μg/g)(μg)(g)(μg/g)(μg)(μg)

S37C1CA01-1

19.1148

0.234

4.5

27.3195

0.163

4.5

0.0

S37C1CA02-1

18.2973

1.328

24.3

25.8648

0.932

24.1

0.2

18.2773182.3

3332.026.3867129.5

3417.10.0

18.4939191.5

3541.626.7461132.4

3541.2

0.4

S37C1CA03-1
バスケット

ろ液

S37C1CA03-2

3.2.1.3(2)5)-12

S37C1CA04-1
S37C1CA04-2

注 1：「放射能測定に供した回収液の質量」×「回収液の Mo 濃度」
注 2：「ろ液の質量」×「ろ液の Mo 濃度」
注 3：「放射能測定に供した回収液の Mo 量」ー「ろ液の Mo 量」(マイナスの場合は 0 として表記)

表 3.2.1.3(2)5)-7

Nb 回収率の測定結果

分離操作に

Nb 標準液供した溶解液採取部位

カプセル

溶解した試験片

3.2.1.3(2)5)-13

バスケット

(μg)

(g)

(μg/g)

(μg)

(%)

―注 4

110.8

20.3526

2.1

42.7

38.6

―注 4

―注 4

118.6

20.3084

2.0

40.6

34.2

0.195

985

0.1008137.0

20.6379

2.4

49.5

36.1

0.191

985

0.1010137.0

20.7241

2.4

49.7

36.3

添加量

(g)

(μg/g)(μg/g)(g)

S37C1CA01-1

105.499

1.05

―注 4

S37C1CA02-1

99.6761.19

193.502196.592

S37C1CA04-1
S37C1CA04-2

Nb

Nb 量注 2濃度

S37C1CA03-2

分離前の

濃度

濃度

S37C1CA03-1

回収液
質量

質量

(管理番号)(表 3.2.1.3(2)4)-4 と同じ表)

Nb 量注 1

回収率注 3

注 1：(「分離操作に供した溶解液の質量」×「分離操作に供した溶解液の Nb 濃度」)＋(「Nb 標準液の Nb 濃度」×「Nb 標準液の添加量」)
注 2：「回収液の質量」×「回収液の Nb 濃度」
注 3：「回収液の Nb 量」÷「分離操作前の Nb 量」×100
注 4：添加せず

92Mo

93Mo

：初期の92Mo原子数：反応断面積（cm2）：中性子束（1/cm2 s）：93Moの壊変定数（1/s）：分岐率（93Mo壊変時の93mNbへ壊変する割合）：93mNbの壊変定数（1/s）

93mNb

93Nb（安定）（運転期間中：時間 t）

93Mo：原子炉停止時点の93Mo原子数：原子炉停止時点の93mNb原子数：93Moの壊変定数（1/s）：分岐率（93Mo壊変時の93mNbへ壊変する割合）：93mNbの壊変定数（1/s）

93mNb

93Nb（安定）（原子炉停止から測定するまでの期間中：時間
図 3.2.1.3(2)5)-1

Mo からの 93mNb の生成経路

3.2.1.3(2)5)-14

）

試験片

１）溶解

質量[m]

溶解
溶解液

質量[M]

分取・希釈 希釈倍率[D]（質量測定）

２）濃度測定Nb元素濃度 測定試料の測定試料 Nb元素濃度[cNb]

ICP-MS測定
溶解液の
Nb元素濃度[C1-Nb]

図 3.2.1.3(2)5)-2

Nb 濃度の測定フロー

3.2.1.3(2)5)-15

8000

測定値（ｃｐｓ）

7000
6000

標準液
標準液
S37C1CA01-1x20000
S37C1CA01-1
約2万倍希釈液
S37C1CA02-1
S37C1CA02-1x20000
約2万倍希釈液

5000
4000
3000
2000

y = 7.080E+07x + 4.565E+01
R² = 9.998E-01

1000
00.E+002.E-05

4.E-05

6.E-05

8.E-05

1.E-04

1.E-04濃度(μg/g)(a) カプセル1600

測定値（ｃｐｓ）

1400
1200

標準液
標準液
S37C1CA03-1,2x20000
S37C1CA03-1,2
約2万倍希釈液
S37C1CA04-1,2
約2万倍希釈液
S37C1CA04-1,2x20000

1000
800
600
400

y = 6.954E+07x + 4.760E+01
R² = 9.999E-01

200
0
0.E+00

5.E-06

1.E-05

2.E-05

2.E-05濃度(μg/g)(b) バスケット
図 3.2.1.3(2)5)-3

Nb 濃度測定時の検量線(図 3.2.1.3(2)4)-9 と同じ図)3.2.1.3(2)5)-16

3.E-05

試験片

１）分離

質量[m]

溶解
溶解液

質量[M]

分取
放射能測定用質量[M1]
試料
Nb標準液添加添加質量[Ms-Nb][濃度Cs-Nb]

化学分離
Nb回収液

質量[M2-Nb]

2）放射能測定

分取

質量[Mm-Nb]
測定試料の93mNb放射能量[Am-Nb]3）回収率測定

分取・希釈

93mNb放射能

Nb元素濃度
測定試料

測定試料

Nb回収液のNb元素濃度[C2-Nb]

放射能測定

試験片の

ICP-MS測定

回収率[YNb]

93mNb放射能量[A ]Nb

図 3.2.1.3(2)5)-493m

Nb 放射能濃度測定の操作フロー

Nb回収液

分取（放射能測定に供試） 質量[Mm]ランタン
アンモニア水水酸化ランタン共沈

分取・希釈
Mo元素濃度測定

質量[CMo1]

ICP-MS

ろ液 質量[M3]

ろ過

分取・希釈

沈殿物

Mo元素濃度測定

質量[CMo2]

93mNb放射能量測定

LEPS

沈殿物中のMo量= Mm × CMo1ーM3×CMo2]
図 3.2.1.3(2)5)-593m

Nb 放射能測定試料中の Mo 量の算出フロー

3.2.1.3(2)5)-17

9000000
標準液
標準液
CA01_Nb回収液x100
S37C1CA01-1
約100倍希釈液
S37C1CA02-1
約100倍希釈液
CA02_Nb回収液x100

8000000

測定値（ｃｐｓ）

7000000
6000000
5000000
4000000
3000000

y = 8.586E+07x - 1.097E+05
R² = 9.992E-01

2000000
10000000
0.E+002.E-02

4.E-02

6.E-02

8.E-02

1.E-01

1.E-01(a) カプセル
14000000
標準液
標準液
CA03_Nb回収液x100
S37C1CA03-1,2
約100倍希釈液
CA04_Nb回収液x100
S37C1CA04-1,2
約100倍希釈液

測定値（ｃｐｓ）

12000000
10000000
8000000
6000000
4000000

y = 1.228E+08x - 1.884E+05
R² = 9.991E-01

20000000
0.E+002.E-02

4.E-02

6.E-02

8.E-02

1.E-01(b) バスケット
図 3.2.1.3(2)5)-6

Nb 回収率測定時の検量線

3.2.1.3(2)5)-18

1.E-01

(3)実機サンプリング材中性子照射量解析(浜岡原子力発電所 3 号機監視試験カプセル及びバスケット材)
H-3 第 3 回監視試験のバスケット及びカプセルを用いて放射能測定し、実測値から中性子照射量を評価することにより、令和４年度に策定した中性子照射量評価手法[3.2.1.3(3)-1]を検証する。中性子照射量評価は、バスケット及びカプセル位置における中性子束分布を解析で求め、中性子束分布と測定された放射能量を用いて中性子照射量を求めるという手順で行う。
以降、バスケット及びカプセルは H-3 第 3 回監視試験で取得したものを示す。
1)

中性子束解析
中性子束解析は対象プラントを H-3 とし、令和３年度に実施した中性子束分布解析と同様の解析手法[3.2.1.3(3)-2]を用いて行う。中性子束解析フローを図 3.2.1.3(3)-1 に示す。
中性子束解析に用いる解析コードは二次元 SN 法輸送計算コード DORT[3.2.1.3(3)-3]であり令和３年度と同様であるが、評価条件のうちエネルギー群数、群定数ライブラリー
及び解析対象位置が異なる。

①

エネルギー群数と群定数ライブラリー
DORT 解析におけるエネルギー群数は 199 群とする。群定数ライブラリーは、評価
済核データファイルである JENDL-4.0[3.2.1.3(3)-4]より作成された輸送計算用断面積ライブラリー MATXSLIB-J40[3.2.1.3(3)-5] を 基 に、巨視的断面積 を TRANSX2.15 コード[3.2.1.3(3)-6]により作成する。用いる。

②

解析対象
バスケット及びカプセル位置を対象とし、「2)で用いる93Nb(n,n’)93mNb

93mNb

を用いた中性子照射量評価」の反応の閾エネルギー以上を対象として対象位置におけるエネルギー毎の中性子スペクトルφn 及び、角度補正係数を求める。
2)

93m

①

評価方法

Nb を用いた中性子照射量評価

本評価では複数元素を含む炉内構造物材料から試験片を採取して放射能量を測定し、中性子照射量を評価する手法を整理している。本年度測定対象としている 93mNb は主な生成起源として、Nb と Mo があり、着目すべき反応は Nb(93Nb)からの生成である。
元素濃度の測定等により、Nb 起源の 93mNb 放射能量の実測値が得られると、「1) 中性子束解析」で得られた中性子束解析の結果を用いて中性子照射量が求められる。中性子照射量評価のフローを図 3.2.1.3(3)-2 に示す。
DORT 解析により得られた中性子スペクトルφn 及び反応断面積σn から反応率Σσnφn を求めて、運転実績による時間と出力の補正係数 F を考慮して放射能量(解析値)を求め、放射能量(実測値)A と放射能量(解析値)の比を解析で求めた高速中性子束Σφn に乗じて実測値に基づく高速中性子束Φを下記式で求める。得られた高速中性子束に3.2.1.3(3)-1

定格出力換算運転時間を乗じて、高速中性子照射量 T を求める。

②

Φ=

評価条件

□
∑□□
□∑□□ □□

図 3.2.1.3(3)-5 に示した各パラメータの条件詳細を以下に示す。
a)

反応率Σσnφn中性子スペクトルφn は DORT の解析結果を用いる。
反応断面積σn は IRDFF-II[3.2.1.3(3)-7]の値を基とし、NJOY2016 コード[3.2.1.3(3)-8]で読込み処理を行って、中性子束計算に用いる核データ MATXSLIB-J40[3.2.1.3(3)-5]の群構造と同じ中性子 199 群構造の断面積を作成して用いる。
反応率Σσnφn は標的核 1 個当たりで算出されるため、測定した放射能濃度 K[Bq/g]から下記式を用いて標的核 1 個当たりの放射能 A[dps/atom]へ変換する。変換係数をC とする。
□=□□□□ □ = □□□□ □□ = □□ /(□□ □)ここで、A0：アボガドロ定数(6.022×1023 mol-1)、R：標的核の天然同位体存在比、M0：標的核となる元素の原子量である。93Nb(n,n’)93mNb においては C= 1.543×10-22である。
b)補正係数 F
補正係数 F は時間と出力の補正係数であり、生成核の崩壊定数をλ、ある照射期間

i における照射時間を ti、冷却期間を Ti として、照射が M 回あった場合に以下の式で
表される。
□

□

□□□

□□□

□ = □ □□ = □ □□ (1 − exp(−□□□ ))exp (−□□□ )ここで、□□ は照射期間 i の炉出力の、定格出力に対する割合(設備利用率)を表す。

測定対象となる生成核種は 93mNb であるので、λは 93mNb の崩壊定数であり、半減期 16.13 年[3.2.1.3(3)-9]から求められる。本評価における F はバスケットで 2.6E-01、カプセルで 2.8E-01 とする。
c)

定格出力換算運転時間
定格出力換算運転時間については、運転開始後を対象として、18.43EFPY(Effective

Full Power Year; 定格負荷相当年数)[3.2.1.3(3)-10]とする。
③

測定値
測定値は「3.2.1.3(2)4) 元素濃度及び放射能濃度の測定」に記載の通りであるが、バスケットとカプセルで一部異なる傾向を示していることから、中性子照射量評価の前に測定値について整理する。

3.2.1.3(3)-2

表 3.2.1.3(3)-1 及び表 3.2.1.3(3)-2 より、Mo または Nb 元素濃度と各元素を起源とする核種の放射能濃度の傾向を確認する。Mo 濃度はカプセルがバスケットよりも 1 桁
以上小さい結果となっており、93Mo 放射能濃度及び Mo 起源の 93mNb もカプセルがバ
スケットよりも 1 桁以上小さい結果となっていることから、Mo 濃度と Mo を起源とす
る核種の放射能濃度が同様の傾向になっている。一方、Nb 濃度はカプセルがバスケッ
トよりも 1 桁程度大きい結果となっていることに対し、Nb 起源の 93mNb はカプセルがバスケットよりも小さい結果となっており、Nb 濃度と Nb 起源の核種の放射能能濃
度は大小関係が逆転している。
Nb 起源の 93mNb の放射能濃度測定値の大小関係の逆転は Nb 起源の 93mNb の放射能濃度測定値に課題がある可能性を示唆しており、放射能濃度測定値に課題がある場
合、中性子照射量評価が適切な結果が得られない可能性が高いことから、中性子照射
量評価の前に放射能濃度測定値について解析的に概略検討を行う。
Nb 起源の 93mNb 放射能濃度測定値は、93Mo 放射能濃度測定値から Mo 起源の 93mNb
放射能濃度を求めて 93mNb 放射能濃度測定値(全量)から Mo 起源分を差し引いて算出されていることから 93Mo 放射能濃度及び Mo 起源の 93mNb 放射能濃度を解析的に概略評価する。また、中性子照射量評価に用いる、Nb 起源の 93mNb 放射能濃度についても評価する。
評価方法は、「1) 中性子束解析」の DORT 解析で得られた中性子スペクトル及び角度補正値を用い、1g の Mo または Nb 元素から生成する放射能濃度を概略評価し、測定値と比較する。
a)

Mo 起源核種
Mo 起源核種である 93Mo 及び Mo 起源の 93mNb は、中性子スペクトルとして DORT

解析結果を用い、ORIGEN-S(SCALE-5.1)コードを用いて 1g の Mo 元素から生成する
放射能濃度を概略評価する。ただし、DORT の中性子スペクトルは元々高速中性子の反応が主である Nb 起源の 93mNb を評価することを目的として算出したものであるた
め、熱中性子については参考値であり、ここでは測定値の傾向を評価するための概略評価用として用いる位置付けである。93Mo および Mo 起源の 93mNb の生成経路は熱中
性子にも有意な反応断面積を持つため、本項目における放射能濃度解析値は参考値である。なお、93Mo および Mo 起源の 93mNb の放射能濃度解析値は中性子照射量評価には使用しない。
Mo 起源核種について測定値と解析値(参考値)及びその比を表 3.2.1.3(3)-1 に示す。
Mo が起源である 93Mo 放射能濃度測定値は Mo 起源の 93Mo 放射能濃度を求めることを目的として直接測定された値であり、カプセルはバスケットよりも照射期間が長いため放射能濃度が若干高くなる傾向である。Mo 濃度測定値に基づいて求めた 93Mo
放射能濃度解析値(参考値)と 93Mo 放射能濃度測定値の比である C1/M1 はカプセル、バ
スケットともに 0.7 程度で概ね一致し、測定値は適切と考えられる。

3.2.1.3(3)-3

Mo 起源の 93mNb 放射能濃度測定値は、93mNb 放射能濃度測定値から Nb 起源の93mNb 放射能濃度を求めることを目的として、93Mo 放射能濃度測定値から算出された値である。Mo 濃度測定値に基づいて求めた Mo 起源の 93mNb 放射能濃度解析値(参考値)と Mo 起源の 93mNb 放射能濃度測定値の比である C2/M2 はカプセル、バスケットともに 0.6 程度で概ね一致し、評価式は適切と考えられる。
b)

Nb 起源核種
Nb 起源の 93mNb は、中性子スペクトルとして DORT 解析結果を用い、反応断面積

として IRDFF-II を用いて 1g の Nb 元素から生成する放射能濃度を評価する。Nb 起
源核種について測定値と解析値及びその比を表 3.2.1.3(3)-2 に示す。
Nb 起源の 93mNb 放射能濃度測定値は 93mNb 放射能濃度から Mo 起源分を差し引いた値であり、カプセルとバスケットで同程度となると考えられるが、Nb 濃度測定値に基づいて求めた Nb 起源の 93mNb 放射能濃度解析値と Nb 起源の 93mNb 放射能濃度測定値の比である C1/M1 はカプセルで 0.5 程度、バスケットで 0.02 程度であり、バスケ
ットにおいて解析値と測定値の乖離がある。
以上より、バスケットにおける Nb 濃度測定値が低すぎる、または、Nb 起源核種の放射能濃度測定値が高すぎる状況である。
④

評価結果
「②

測定値」より、カプセルの測定値はオーダー的には問題ないと考えられるため、カプセルの測定結果に基づいて、Nb 起源の 93mNb 放射能濃度測定値から中性子照
射量評価を行う。バスケットの Nb 濃度及び Nb 起源の 93mNb の放射能濃度測定値は検討が必要な値であるが、参考値として評価する。
a)

中性子照射量Nb 起源の 93mNb から評価した中性子照射量評価結果を表 3.2.1.3(3)-3 に示す。なお、中性子照射量測定値は Nb 起源の 93mNb 放射能濃度測定値に基づいて算出した値である。
カプセルの中性子照射量では、解析値と測定値の比である C/M が 0.4 または 0.6 であり、試料によって差があったが平均 0.5 倍程度である。
参考値であるバスケットの中性子照射量は、解析値と測定値の比である C/M が 0.02程度で乖離がある。
b)

評価結果のまとめと課題
バスケットにおける Nb 起源 93mNb 放射能濃度測定値ついては検討を要する結果であり、ここではカプセルにおける評価結果に着目する。
カプセルにおける Nb 起源 93mNb 放射能濃度測定値に基づく中性子照射量測定値と中性子照射量解析値の比は 0.4 または 0.6 倍程度となっており、複数の元素を含む SUS
材において微量元素として含まれる Nb の 93Nb(n,n’)93mNb の反応に着目して Nb 濃
度、Mo 濃度、93Mo 放射能濃度、93mNb 放射能濃度の測定値から中性子照射量を算出

3.2.1.3(3)-4する手法は現実的な手法であることを確認できた。ただし、Nb 起源 93mNb 放射能濃度
測定値に基づく中性子照射量測定値は中性子照射量解析値に対して大きく出る傾向であり、93mNb 放射能濃度の測定値は試料によって 1.5 倍ほどばらつきがあるため、測定
値のばらつきについて更なる検討及び整理を実施する必要がある。本項においては、解析における課題について整理する。
本評価では 93Nb(n,n’)93mNb の反応に着目している点が一般的に監視試験で用いられている手法との違いであることから、この反応において閾エネルギーの違いや反応断面積などが更なる検討の余地がある項目として挙げられる。
閾エネルギーについて、一般的に監視試験で用いられる 54Fe ( n,p )54Mn で下限エネ
ルギー3.020×105[eV]以上、63Cu ( n,α)60Co で下限エネルギー2.231×106[eV]以上のエ
ネルギー群で反応断面積σn が値を持つのに対し、93Nb(n,n’)93mNb では下限エネルギ
ー2.850×104[eV]以上のエネルギー群で値を持っており、93Nb(n,n’)93mNb は閾エネル
ギーが低い。カプセルにおける反応率を確認すると、1MeV 以上の高速中性子領域の割合が全体の 96％程度であることから、1MeV 未満のエネルギー領域の中性子による影響は小さいと考えられる。
反応断面積について、今回用いた反応断面積ライブラリーは IRDFF-II である。他のライブラリーを用いて同様の評価を行い、影響程度を確認するという整理方法が考えられるが、図 3.2.1.3(3)-3 に示す通りライブラリー毎の 93Nb(n,n’)93mNb の反応断面積
は類似しており、影響は大きくないと考えられる。
今年度の測定においてバスケットは Nb 濃度が高すぎる、または Nb 起源の 93mNb
放射能濃度が低すぎる状態であり、適切な中性子照射量評価が困難となったため、再度の測定または 93Nb(n,n’)93mNb 以外の他核種の反応に基づく中性子照射量評価方法の検討などを行っていく必要がある。

3.2.1.3(3)-5

＜参考文献＞[3.2.1.3(3)-1]

原子力施設等防災対策等委託費(実機材料等を活用した経年劣化評
価・検証(実機材料を活用した健全性評価に係る研究))令和４年度原子力規制庁委託成果報告書、2023 年 4 月[3.2.1.3(3)-2]

原子力施設等防災対策等委託費(実機材料等を活用した経年劣化評
価・検証(実機材料を活用した健全性評価に係る研究))令和３年度原子力規制庁委託成果報告書、2022 年 4 月[3.2.1.3(3)-3]

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Zolotarev, R. Capote, D.L. Aldama, V. Chechev, C. Destouches,
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Simeckova, I. Vavtar, J. Wagemans, M. White, and H. Yashima,
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Nuclear Data Sheets, Vol. 163, pp. 1-108 (2020).

[3.2.1.3(3)-8]

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https://wwwndc.jaea.go.jp/index_J.html[3.2.1.3(3)-10]

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説明資料 平成 29 年 7 月 14 日 中部電力株式会社

3.2.1.3(3)-6https://www.nra.go.jp/data/000177178.pdf[3.2.1.3(3)-11]

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[3.2.1.3(3)-12]

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Data Center, Brookhaven National Laboratory website(2024/1/16 時点) :https://www.nndc.bnl.gov/endf/advanced.html

3.2.1.3(3)-7

表 3.2.1.3(3)-1

種類

溶解した試験⽚(管理番号)

3.2.1.3(3)-8

カプセル

測定値

測定値**

[μg/g-試験片] [Bq/g-試験

93Mo

Mo 起源 93mNb

放射能濃度

放射能濃度

測定値**
M1

片]

[Bq/g-Mo]

解析値*C1(参考

C1/M1

値)

(参考値)

[Bq/g-Mo]

測定値**[Bq/g-試験片]

測定値**M2[Bq/g-M]

解析値*C2(参考値)[Bq/g-Mo]

C2/M2
(参考値)

S37C1CA01-1

930

0.5

5.4E+02

3E+02

0.6

0.27

2.9E+02

2E+02

0.5

S37C1CA02-1

920

0.49

5.3E+02

3E+02

0.6

0.26

2.8E+02

2E+02

0.6

21200

7.4

3.5E+02

3E+02

0.8

3.9

1.8E+02

1E+02

0.7

21200

7.8

3.7E+02

3E+02

0.7

4.2

2.0E+02

1E+02

0.7

S37C1CA03-1
バスケット

Mo 濃度

Mo 起源核種に係る測定値と(参考値)*及びその比

S37C1CA03-2
S37C1CA04-1
S37C1CA04-2*高速中性子束評価を目的とした DORT 解析結果の中性子スペクトルを用いているため、本表の解析値は参考値の位置付け。
なお、本表の解析値(参考値)は中性子照射量評価には使用しない。

表 3.2.1.3(3)-2

種類溶解した試験⽚(管理番号)

Nb 起源核種に係る測定値と解析値及びその比

Nb 起源

93mNb

Nb 濃度

93mNb

放射能濃度

測定値

放射能濃度

[μg/g-試験片]

測定値[Bq/g-試験片]カプセル[Bq/g-Nb] [Bq/g-Nb]

C1/M1

3.2.1.3(3)-9

S37C1CA01-1

20.8

13.6

6.5E+05

3E+05

0.4

S37C1CA02-1

20.7

9.4

4.5E+05

3E+05

0.6

2.53

34

1.3E+07

3E+05

0.02

2.53

33

1.3E+07

3E+05

0.02

S37C1CA03-1
バスケット

測定値 M1 解析値 C1

S37C1CA03-2
S37C1CA04-1
S37C1CA04-2

表 3.2.1.3(3)-3

Nb 起源の 93mNb から評価した中性子照射量評価結果

Nb 起源 93mNb
種類

溶解した試験⽚(管理番号)

カプセル

測定値

測定値

測定値

[Bq/g-試験片] [Bq/g-Nb] [dps/atom-Nb]

測定値 M

解析値 C

[n/cm2][n/cm2]

C/M

3.2.1.3(3)-10

S37C1CA01-1

13.6

6.5E+05

1.0E-16

9E+17

4E+17

0.4

S37C1CA02-1

9.4

4.5E+05

7.0E-17

6E+17

4E+17

0.6

34

1.3E+07

2.1E-15

2E+19

4E+17

0.02

33

1.3E+072.0E-15

2E+19

4E+17

0.02

S37C1CA03-1
バスケット

中性子照射量

放射能濃度

S37C1CA03-2
S37C1CA04-1
S37C1CA04-2

評価済
核データ
(JENDL-4)

炉内ボイド率

3.2.1.3(3)-11

組成データ
計算モデル

輸送計算用
ライブラリ
(MATXSLIB-J40)

炉心線源

実効巨視的断面積作成(TRANSX-2.15)

原子炉周り放射線輸送計算(DORT (R-Z),(R-Θ)体系)

RPV 内
中性子束
分布

RPV 周方向分布

角度補正係数
対象部位の中性子スペクトル

図 3.2.1.3(3)-1

中性子束解析フロー

3.2.1.3(3)-11

図 3.2.1.3(3)-2

中性子照射量評価フロー

3.2.1.3(3)-12

3.2.1.3(3)-12

1Cross Cection [barns]

0.1

0.01

0.001
IRDFF-II
ENDF/B-VIII.0
JENDL-50.0001
0.01

0.1

Energy1[MeV]10

IRDFF-II、ENDF/B-VII.0[3.2.1.3(3)-11]、JENDL-5[3.2.1.3(3)-12]の

図 3.2.1.3(3)-393

Nb(n,n’)93mNb の反応断面積[3.2.1.3(3)-13]3.2.1.3(3)-13

100

(4)

放射能測定による試験体照射量評価手法の検証
H-3 第 3 回監視試験のカプセル及びバスケットから試験片を採取して、化学成分分析及び放射能測定を実施し、解析値との比較を行った。その結果を以下にまとめるとともに、今後の計画についても検討した。

1)

化学成分分析
カプセル及びバスケットより試験片を採取し、溶解して Nb 及び Mo の化学成分分析を行った。カプセルは Nb が概ね 20(μg/g)、Mo が概ね 900(μg/g)であった。バスケ
ットは Nb が概ね 2.5(μg/g)とカプセルと比較して一桁程度少ない値だった。Mo が概ね 21000(μg/g)であり、SUS316 の Mo 濃度(2.0～3.0%)の範囲内の値だった。

2)

放射能測定
カプセル及びバスケットより試験片を採取し、溶解した後に化学的に Nb 及び Mo を分離し、93mNb 及び 93Mo の放射能測定を行った。試験片 1g あたりの放射能に換算して比較を行ったところ、93mNb についてバスケットはカプセルよりも 6 倍程度大きい値だった。この値は Nb 濃度とは異なる傾向だが、93mNb には Mo を起源とする核種も含むため、解析結果とともに Nb 起源 93mNb を求めた上で比較する必要がある。これに対して 93Mo についてバスケットはカプセルよりも 15 倍程度大きい値だった。この
値は 93Mo の起源元素である Mo の濃度比に近く、妥当な値と考えられる。
また、バスケットの 93mNb 放射能測定において 93mNb とは異なるピークが確認されたが、現時点でこのピークの同定は出来ていない。

3)

解析値との比較
Nb を起源元素とする 93mNb について起源元素 1g あたりの放射能を解析値と比較したところ、カプセルの解析値・測定値比(以下、C/M という)は概ね 0.5 であったの対し、バスケットの C/M は 0.02 と解析値に対して実測値が 50 倍程度大きい結果であった。一方、Mo を起源元素とする 93mNb の C/M はカプセルで概ね 0.6、バスケットで0.7 と大差ない値だった。また、93Mo の C/M も Mo を起源元素とする 93mNb と同程度の値であった。なお、中性子照射量は解析値を C/M で補正して求めるので同様の傾向となった。Nb を起源元素とする 93mNb の C/M に大きな乖離があり、引き続き検討する必要がある。

4)

まとめと今後の方針
上記の結果より、バスケットの Nb を起源元素とする 93mNb において実測値と解析値が大きく乖離する結果となった。1)～3)の結果より、バスケットにおける Nb を起源元素とする 93mNb の放射能濃度の測定値が過大評価となっている可能性が考えられる。
令和６年度には再測定を含めて分析、測定及び評価方法の見直し等を実施する。

3.2.1.3(4)-1

3.2.1.4

試験体採取工法の材料への影響評価

対象機器からの試験体採取工法として、令和４年度に機械的工法と熱的工法に分類
し、表 3.2.1.4-1 に示すとおり技術内容、切断速度、二次的廃棄物等の観点で各工法について整理した[3.2.1.4-1]。
その結果、廃炉材から試験体採取にあたっては、試験体に過大な熱的影響を与えな
いこと、加工精度が要求されることから、機械的工法においてはディスクソー等、熱的工法においては EDM 切断を推奨切断工法として選定された。
試験体採取時の切出しにあたり、実機材料の運転履歴を受けた材料特性の回復といった影響がないようにするため、適切な切断代を設定することが重要である。機械的切断(ディスクソー等)については、切断時の熱的影響に関する知見は多くないことから、切断時の試験体の温度を測定し、試験体に及ぼす熱的影響について評価した。

＜参考文献＞[3.2.1.4-1]

令和４年度 原子力規制庁委託成果報告書 原子力施設等防災対策
等委託費(実機材料等を活用した経年劣化評価・検証(実機材料を活用した健全性評価に係る研究))，原子力規制庁，令和５年３月

3.2.1.4-1

表 3.2.1.4-1

各種切断工法の試験体への影響・作業性の整理[3.2.1.4-1]

試験片への影響

作業性
評価

機械的工法
・AWJ

熱的影響

加工精度

未確認

低

アクセス性

アクセス性の
調査が必要

加工速度

工具交換

中

ほぼ無し

・他の機械工法と比較して加工精度が低く、工法と・熱的影響を確認する必要がある。

機械的工法
・ディスクソー・バンドソー

して適切ではない。

・AWJ と比較して加工精度が高い。
未確認

高

大

低

アクセス性の
調査が必要

高

中

高

低

・熱的影響を確認する必要がある。

・ワイヤーソー熱的工法
・レーザ切断・プラズマ切断

熱的工法
・EDM 切断

アクセス性の調査が必要

・熱的影響が大きいこと、ドロスの発生の観点から、工法として適切ではない。
・加工精度が低い。
・熱的影響がほぼ無いことから試験体採取時の工法

ほぼ無

高

実績あり

低

低

として適切。
・多くのプラントでの実績あり。

3.2.1.4-2

(1) 切断工法の選定
同調サンプリング時を想定した場合、廃止措置工事側(事業者想定)で対象機器を廃棄切断し、原子炉内から取り出して試験体の一部を研究工事側(本事業受託者)へ引き継ぐことになる。そのため、廃棄切断された対象機器の廃棄体から、本研究で試験片を取得する試験体採取時の切断は、遮へいの観点でも、DSP 等による水中環境で、比較的大型な切断となることが想定され、現状は、3.2.1.1 項の試験体採取工法の工事基本実施
計画の検討において、機械的工法(ディスクソー)による切断を想定している。
機械的工法として、ディスクソー、バンドソーやワイヤソーがあるが、本検討では前述の通り、ディスクソーによる切断を選択し、切断時の熱的影響について評価した。なお、ディスクソーの刃についてはチップソーや切断砥石等があるが、切断時に刃の側面の摩擦により、材料温度が高くなるとの報告[3.2.1.4(1)-1]のある切断砥石を採用した。

＜参考文献＞[3.2.1.4(1)-1]

宮島敏光，長倉輝明，破壊器具等の性能検証(第 2 報)，消防技術安全所報 43 号，平成 18 年．

3.2.1.4(1)-1

(2) 試験体準備
1) 試験体の検討
材料切断時の試験体の温度上昇は、切断時のディスクソーの送り速度により異なり、その送り速度は鋼材の硬さや板厚が影響する。そのため、試験体の硬さ及び板厚は、H1 の炉心シュラウド及び上部格子板を模擬した。
一般に金属材料は中性子照射により硬化することが知られており [3.2.1.4(2)-1]、炉心シ
ュラウドや上部格子板は、供用運転中に照射による硬化が生じていることが考えられる。表 3.2.1.4(2)-1 に H-1 の炉心シュラウド及び上部格子板の材質と照射量を示す。
炉心シュラウドの材質は SUS304、上部格子板の材質は SUS316 である。
図 3.2.1.4(2)-1 及び図 3.2.1.4(2)-2 にそれぞれ SUS304 系、SUS316 系の照射量とビッカース硬さの関係を示す。本図は BWR プラントまたは JMTR による照射材のデー
タ集[3.2.1.4(2)-2]を基に作図した。本図にプロットしたデータ群と表 3.2.1.4(2)-1 の照射量より、H-1 炉心シュラウド(SUS304)はビッカース硬さで 270 HV 程度、H-1 上部格子板(SUS316)は 340 HV 程度の硬化を想定した。
この硬化を未照射で考慮する方法として、対象機器の模擬試験体を冷間加工(CW)で照射による硬度上昇を模擬することを検討した。ここで、EPRI report[3.2.1.4(2)-3]によると、オーステナイト系ステンレス鋼の冷間加工率とビッカース硬さの関係は以下で表される。
Vickers Hardness HV = –0.0638 × %CW2 + 7.268 × %CW + 153.5(3.2.1.4(2)-1)

式 3.2.1.4(2)-1 を基に冷間加工率とビッカース硬さの関係を図 3.2.1.4(2)-3 に示す。
本図に H-1 炉心シュラウド及び上部格子板の推定硬さをプロットすると、それぞれ冷間加工率 20％(20%CW)と 40％(40%CW)に相当する。
以上を踏まえて、H-1 炉心シュラウド模擬試験体は SUS304 の 20％CW 材を選定した。
一方、H-1 上部格子板模擬試験体は、CW 率を考慮した試験体の製作を検討したが、SUS316 鋼板への 40％CW が困難であったことから、代替として、切断時の温度上昇を検討する観点から SUS316 と同程度の熱導電率である SUS630 を選定した。図
3.2.1.4(2)-4 に各材料の熱伝導率[3.2.1.4(2)-4,5]を示す。SUS630 は析出硬化系ステンレス鋼であり、熱処理条件により硬さが異なり、JIS G 4304「熱間圧延ステンレス鋼板及び鋼帯」によれば、H900 熱処理ではブリネル硬さ 375 HBW(ビッカース硬さ換算：
395 HV)以上、H1025 熱処理では 331 HBW(350 HV)以上、H1075 熱処理では 302
HBW(320 HV)以上である。そこで、H-1 上部格子板の想定硬さ 340 HV を満足する
SUS630(H1025 熱処理)材を模擬試験体として選定した。
炉心シュラウド及び上部格子板からの試験体採取時の切断形状は、3.2.1.1 項で及び

3.2.1.4(2)-1

3.2.1.2 項の検討に合わせ、炉心シュラウドからの試験体切断時の寸法が約 100 mm×100 mm×t 40 mm となるように、上部格子板からの試験体切断時の寸法が約 330 mm
×305 mm×t 10 mm となるようにした。
以下に、試験体切断時の熱影響を確認するための試験体仕様を示す。
炉心シュラウド模擬試験体
・材質：SUS304(20％CW)
・寸法：約 100 mm×150 mm×t 40 mm
上部格子板模擬試験体
・材質：SUS630(H1025 熱処理)
・寸法：約 330 mm×400 mm×10 mm2) 試験体の製作
図 3.2.1.4(2)-5 及 び 図 3.2.1.4(2)-6 に 製 作 し た SUS304(20 ％ CW) 試 験 体 及 び
SUS630(H1025 熱処理)試験体の外観写真を示す。図 3.2.1.4(2)-7 及び図 3.2.1.4(2)-8に SUS304(20%CW)及び SUS630(H1025)の硬さ測定位置と測定結果を示す。硬さ測
定は、JIS B 7725「ビッカース硬さ試験」に準じで実施した。
SUS304(20%CW)試験体は冷間加工による硬さのバラつきが想定されたことから、圧延面の試験体中央部を 20 mm 間隔で計 10 点硬さ測定した。測定の結果、硬さは平均 301 HV、標準偏差 15 HV であり、いずれの測定位置においても目標硬さ 270 HVを超えていることを確認した。
SUS630(H1025 熱処理)試験体は均一熱処理されたものであり、硬さのバラツキは小さいと考えられることから、試験体の端材を用いて 5 mm 間隔で計 10 点硬さ測定を実施した。測定の結果、硬さは平均 410 HV、標準偏差 2 HV であり、いずれの測定位置においても目標硬さ 340 HV を超えていることを確認した。
いずれの模擬試験体も目標硬さを超えていることを確認し、これらを切断時温度測定試験に供した。

3.2.1.4(2)-2

＜参考文献＞[3.2.1.4(2)-1]

藤井ら，“中性子照射ステンレス鋼の硬化機構”，INSS JOURNAL
Vol. 26 2019 NT-3, 2019.

[3.2.1.4(2)-2]

笠原ら，沸騰水型軽水炉 炉内構造物用オーステナイト系ステンレ
ス鋼の照射データに関する文献調査とデータ集の作成(受託研究)，
JAEA Review 2018-012，2018 年 11 月．

[3.2.1.4(2)-3]

EPRI, “Materials Reliability Program : Stress Corrosion Crack
Growth Rates in Stainless Steels in PWR Environments (MRP458)”, 2022.

[3.2.1.4(2)-4]

ステンレス協会 HP，(http://www.jssa.gr.jp/contents/about_stainless/key_properties/co
mparison/)(閲覧日：2024 年 2 月 19 日)[3.2.1.4(2)-5]ステンレス協会 HP，(http://www.jssa.gr.jp/contents/faqarticle/q6/)(閲覧日：2024 年 2 月 19 日)

3.2.1.4(2)-3

表 3.2.1.4(2)-1

浜岡原子力発電所 1 号機

各部位の材質と照射量

部位

材質

照射量[n/m2]

炉心シュラウド

SUS3049.1×1024

上部格子板

SUS316

3.5×1025

注記：1dpa=7×1024 n/m2 として算出(3.2.1.1 項 試験体採取工法の工事基本実施計画(案)の策定で実施の炉内照射量解析の結果に基づく)

3.2.1.4(2)-4

図 3.2.1.4(2)-1

SUS304 系の照射量とビッカース硬さ

3.2.1.4(2)-5

図 3.2.1.4(2)-2

SUS316 系の照射量とビッカース硬さ

3.2.1.4(2)-6

図 3.2.1.4(2)-3

冷間加工率とビッカース硬さの関係

3.2.1.4(2)-7

材料

熱伝導率（W/m・℃）×102

銀

4.12

銅

3.71

アルミニウム

1.95

クロム

0.96

ニッケル

0.84

炭素鋼

0.58

SUS4300.26

SUS304

0.16

SUS316

0.16

SUS410

0.24

SUS329J1

0.20

SUS6300.16

図 3.2.1.4(2)-4

各材料の熱伝導率[3.2.1.4(2)-5,6]

3.2.1.4(2)-8図 3.2.1.4(2)-5

SUS304(20%CW)試験体の外観

3.2.1.4(2)-9図 3.2.1.4(2)-6

SUS630(H1025 熱処理)試験体の外観

3.2.1.4(2)-10

150
試験体
②

④

⑤

⑧

⑨

③

20

①

⑥

⑦

20

100

20

⑩

20

(a) 硬さ測定位置

①

②

③

④

⑤

⑥

⑦

⑧

⑨

⑩

平均

標準偏差

317

288

308

297

298

278

284

316

325

298

301

15

(b) 各位置における硬さ測定結果(HV)
図 3.2.1.4(2)-7

SUS304(20％CW)試験体の硬さ測定位置と測定結果

3.2.1.4(2)-11

400

20

20

試験体

②

④

⑤

③

5

20
切断

⑥

⑦

20
5

330

①

⑧

20

⑨

5

⑩

5

切断

(a) 硬さ測定位置(b) 硬さ測定位置(拡大)

①

②

③

④

⑤

⑥

⑦

⑧

⑨

⑩

平均

標準偏差

410

407

413

407

412

407

408

411

411

410

410

2

(c) 各位置における硬さ測定結果(HV)
図 3.2.1.4(2)-8

SUS630（(H1025）)試験体の硬さ測定位置と測定結果

3.2.1.4(2)-12

(3) 切断時温度測定試験
1) 切断時温度測定要領
各試験体の切断位置と温度測定位置を図 3.2.1.4(3)-1 及び図 3.2.1.4(3)-2 に示す。温度測定はシース型熱電対に加え、より細かいピッチで測定するためガラス被覆型熱電対を併用した。温度測定は各測定点につき、約 1 回／秒の頻度でサンプリングを実施した。
図 3.2.1.4(3)-1 に示すように、炉心シュラウド模擬試験体(SUS304 20%CW、板厚 40mm)は、熱電対の取付け位置を切断開始点から 10 mm、50 mm、90 mm の 3 か所とし、試験体の表面・裏面に取り付けた。シース型熱電対は切断面から 3mm、10mm の位置と切断最終位置のみ 15 mm、20 mm を追加で取り付けた。またガラス被覆型熱電対は切断面から 1 mm、3 mm、5 mm、7 mm、10 mm の位置と切断最終位置のみ 15mm、20 mm を追加で取り付けた。なお、試験体裏面に設置するシース型熱電対は、板厚中央付近に埋め込み、試験体内部の温度を測定した。
図 3.2.1.4(3)-2 に示すように、上部格子板模擬試験体(SUS630(H1025)、板厚 10 mm)
では、熱電対の取付け位置は切断開始点から 25 mm、165 mm、305 mm の 3 か所とし、試験体の表面・裏面に取り付けた。シース型熱電対は切断面から 3 mm、10 mmの位置と切断最終位置のみ 15 mm、20 mm を追加で取り付けた。またガラス被覆型熱電対は切断面から 1 mm、3 mm、5 mm、7 mm、10 mm の位置と切断最終位置のみ
15 mm、20 mm を追加で取り付けた。なお、試験体裏面に設置するシース型熱電対は、板厚中央付近に埋め込み、試験体内部の温度を測定した。
図 3.2.1.4(3)-3 に試験体切断のイメージを示す。ディスクソーによる切断は、切断時に試験体表面側の切断位置近傍に冷却水を供給しがら切断した。一方、試験体裏面側には直接冷却水はかかっていない状態であるが、切断が進むにつれて切断部に水が流入して裏面側へも冷却水が行き渡る状態となる。
2) 切断時温度測定結果① 炉心シュラウド模擬試験体の温度測定結果
炉心シュラウド模擬試験体(SUS304 20%CW、板厚 40 mm)の温度測定結果を図3.2.1.4(3)-4 から図 3.2.1.4(3)-6 に示す。図 3.2.1.4(3)-4 は全測定点における温度の時間変化、図 3.2.1.4(3)-5 は表面の全測定点における温度の時間変化、図 3.2.1.4(3)-6 は
裏面の全測定点における温度の時間変化を示す。またこれらの温度プロファイルから各測定点における最高到達温度を整理した結果を図 3.2.1.4(3)-7 及び図 3.2.1.4(3)-8 に示す。
図 3.2.1.4(3)-7 は表面の測定データ、図 3.2.1.4(3)-8 は裏面の測定データである。
なお、ここではガラス被覆型熱電対とシース型熱電対による測定値に大きな差がない
ことを確認し、切断面から測定ピッチを細かく測定したガラス被覆型熱電対の結果を用いて整理した。

3.2.1.4(3)-1

図 3.2.1.4(3)-7 より切断時に冷却水が直接かかる試験体表面では、切断面に最も近い
1 mm 位置で最高到達温度は 50℃程度であった。
なお切断開始点から 10 mm、50 mm、
90 mm の各測定点で最高到達温度に大きな差異は認められなかった。
一方、図 3.2.1.4(3)-8 より切断時に冷却水が直接かからない試験体裏面では、切断面に最も近い 1 mm 位置で最高到達温度は 110℃程度であり、切断面からの距離が大きくなるほど最高到達温度が低下する傾向が確認された。なお切断開始点から 10 mm、50 mm、90 mm の各測定点で最高到達温度に大きな差異は認められなかった。
試験体表面、裏面で差異が生じた要因として、切断時の冷却水の供給に差があり、切断時の発熱の冷却に差が出たものと考えられる。また切断面からの距離が大きくなると熱の拡散により温度上昇幅が小さくなったものと考えられる。
② 上部格子板模擬試験体の温度測定結果
上 部 格 子 板 模 擬 試 験 体 (SUS630(H1025) 、 板 厚 10 mm) の 温 度 測 定 結 果 を 図
3.2.1.4(3)-9 から図 3.2.1.4(3)-11 に示す。図 3.2.1.4(3)-9 は全測定点における温度の時間変化、図 3.2.1.4(3)-10 は表面の全測定点における温度の時間変化、図 3.2.1.4(3)-11は裏面の全測定点における温度の時間変化を示す。またこれらの温度プロファイルから各測定点における最高到達温度を整理した結果を図 3.2.1.4(3)-12 及び図 3.2.1.4(3)13 に示す。図 3.2.1.4(3)-12 は表面の測定データ、図 3.2.1.4(3)-13 は裏面の測定データである。なお、炉心シュラウドの試験と同様に、ガラス被覆型熱電対とシース型熱電対による測定値に大きな差がないことを確認し、切断面から測定ピッチを細かく測定したガラス被覆型熱電対の結果を用いて整理した。
図 3.2.1.4(3)-12 より切断時に冷却水が直接かかる試験体表面では、切断面に最も近い 1 mm 位置で最高到達温度は 50℃程度であった。なお切断開始点から 25 mm、165
mm、305 mm の各測定点で最高到達温度に大きな差異は認められなかった。
一方、図 3.2.1.4(3)-13 より切断時に冷却水が直接かからない試験体裏面では、切断開始点から 25 mm の位置で、切断面に最も近い 1 mm 位置で最高到達温度 320℃程度となり、切断面から 3 mm 位置で 160℃程度、さらに切断面からの距離が大きくなる
ほど最高到達温度が低下する傾向が認められた。また切断開始点から 165 mm、305
mm と切断が進むにつれて、各測定点での最高到達温度は低下する傾向が認められた。
試験体表面、裏面で差異が生じた要因として、切断時の冷却水の供給に差があり、切断時の発熱の冷却に差が出たものと考えられる。また炉心シュラウド模擬試験体と比較して、上部格子板模擬試験体の裏面で顕著な温度上昇が認められた要因は、シュラ
ウド模擬試験体は硬さが低く切断時の熱発生が小さいこと、板厚が厚いことで切断時の移動速度(ディスクソーの送り速度)が遅く、試験体表面に供給した冷却水が切断部と裏面へ行き渡った状態であったことから、切断の発熱による温度上昇は抑えられたと考えられる。これに対し、上部格子板模擬試験体は、切断初期(切断開始点から 25mm

3.2.1.4(3)-2

の位置)に十分な冷却水が切断部や裏面へ行き渡らず、温度上昇が認められたものと考える。図 3.2.1.4(3)-14 に最高到達温度の測定点における温度の時間変化を拡大して示すが、試験体温度の 320℃までの上昇は瞬間的であり、約 1 秒程度であった。

3.2.1.4(3)-3図 3.2.1.4(3)-1

炉心シュラウド模擬試験体(SUS304 20%CW、板厚 40 mm)の切断位置と温度測定位置

3.2.1.4(3)-4

図 3.2.1.4(3)-2

上部格子板模擬試験体(SUS630(H1025)、板厚 10 mm)の切断位置と温度測定位置

3.2.1.4(3)-5

図 3.2.1.4(3)-3

試験体切断のイメージ

3.2.1.4(3)-6

120
CH1
CH3
CH5
CH7
CH9
CH11
CH13
CH15
CH17
CH19
CH21
CH23
CH25
CH27
CH29
CH31
CH33
CH35
CH37
CH39
CH41
CH43
CH45
CH47
CH49

100

温度(℃)

80
60
40
20

CH2
CH4
CH6
CH8
CH10
CH12
CH14
CH16
CH18
CH20
CH22
CH24
CH26
CH28
CH30
CH32
CH34
CH36
CH38
CH40
CH42
CH44
CH46
CH48
CH50

0
0

500

1000

1500

2000

2500

3000

3500

時間(s)

熱電対の取付位置と対応する熱電対の CH 番号対応表(*裏側に設置するシース型熱電対は試験体内部に埋め込んで設置。)

図 3.2.1.4(3)-4

炉心シュラウド模擬試験体(SUS304 20%CW、板厚 40 mm)切断時の温度の時間変化(全測定データ)

3.2.1.4(3)-7

120
100

温度(℃)

80
60
40

CH1

CH2

CH3

CH4

CH5

CH6

CH7

CH8

CH17

CH18

CH19

CH20

CH21

CH22

CH23

CH24

CH25

CH26

CH27

CH28

CH29

CH30

CH31

CH32

CH33

20
0
0

500

1000

1500

2000

2500

3000

3500

時間(s)

熱電対の取付位置と対応する熱電対の CH 番号対応表(*裏側に設置するシース型熱電対は試験体内部に埋め込んで設置。)

図 3.2.1.4(3)-5

炉心シュラウド模擬試験体(SUS304 20%CW、板厚 40 mm)切断時の温度の時間変化(表面の全測定データ)

3.2.1.4(3)-8

120
100

温度(℃)

80
60
40

CH9

CH10

CH11

CH12

CH13

CH14

CH15

CH16

CH34

CH35

CH36

CH37

CH38

CH39

CH40

CH41

CH42

CH43

CH44

CH45

CH46

CH47

CH48

CH49

CH50

20
0
0

500

1000

1500

2000

2500

3000

3500

時間(s)

熱電対の取付位置と対応する熱電対の CH 番号対応表(*裏側に設置するシース型熱電対は試験体内部に埋め込んで設置。)

図 3.2.1.4(3)-6

炉心シュラウド模擬試験体(SUS304 20%CW、板厚 40 mm)切断時の温度の時間変化(裏面の全測定データ)

3.2.1.4(3)-9図 3.2.1.4(3)-7炉心シュラウド模擬試験体(SUS304 20%CW、板厚 40 mm)切断時の切断面からの距離と最高到達温度の関係(表面の測定データ)

図 3.2.1.4(3)-8炉心シュラウド模擬試験体(SUS304 20%CW、板厚 40 mm)切断時の切断面からの距離と最高到達温度の関係(裏面の測定データ)

3.2.1.4(3)-10

350

CH1
CH3
CH5
CH7
CH9
CH11
CH13
CH15
CH17
CH19
CH21
CH23
CH25
CH27
CH29
CH31
CH33
CH35
CH37
CH39
CH41
CH43
CH45
CH47
CH49

CH2
CH4
CH6
CH8
CH10
CH12
CH14
CH16
CH18
CH20
CH22
CH24
CH26
CH28
CH30
CH32
CH34
CH36
CH38
CH40
CH42
CH44
CH46
CH48
CH50

1000

1200

300

温度(℃)

250
200
150
100
50
0
0

200

400

600

800

時間(s)

熱電対の取付位置と対応する熱電対の CH 番号対応表(*裏側に設置するシース型熱電対は試験体内部に埋め込んで設置。)

図 3.2.1.4(3)-9上部格子板模擬試験体(SUS630(H1025)、板厚 10 mm)切断時の温度の時間変化(全測定データ)

3.2.1.4(3)-11

350
300

温度(℃)

250
200
150
100

CH1

CH2

CH3

CH4

CH5

CH6

CH7

CH8

CH17

CH18

CH19

CH20

CH21

CH22

CH23

CH24

CH25

CH26

CH27

CH28

CH29

CH30

CH31

CH32

CH33

50
0
0

200

400

600

800

1000

1200

時間(s)

熱電対の取付位置と対応する熱電対の CH 番号対応表(*裏側に設置するシース型熱電対は試験体内部に埋め込んで設置。)

図 3.2.1.4(3)-10

上部格子板模擬試験体(SUS630(H1025)、板厚 10 mm)切断時の温度の時間変化(表面の全測定データ)

3.2.1.4(3)-12

350
300

温度(℃)

250
200
150
100

CH9

CH10

CH11

CH12

CH13

CH14

CH15

CH16

CH34

CH35

CH36

CH37

CH38

CH39

CH40

CH41

CH42

CH43

CH44

CH45

CH46

CH47

CH48

CH49

CH50

50
0
0

200

400

600

800

1000

1200

時間(s)

熱電対の取付位置と対応する熱電対の CH 番号対応表(*裏側に設置するシース型熱電対は試験体内部に埋め込んで設置。)

図 3.2.1.4(3)-11

上部格子板模擬試験体(SUS630(H1025)、板厚 10 mm)切断時の温度の時間変化(裏面の全測定データ)

3.2.1.4(3)-13

図 3.2.1.4(3)-12

上部格子板模擬試験体(SUS630(H1025)、板厚 10 mm)切断時の切断面からの距離と最高到達温度の関係(表側の測定データ)

図 3.2.1.4(3)-13

上部格子板模擬試験体(SUS630(H1025)、板厚 10 mm)切断時の切断面からの距離と最高到達温度の関係(裏面の測定データ)

3.2.1.4(3)-14

(切断開始点から 25 mm 位置、切断面からの距離 1 mm、試験体裏面)

図 3.2.1.4(3)-14

上部格子板模擬試験体(SUS630(H1025)、板厚 10 mm)切断時の最高到達温度点における温度の時間変化

3.2.1.4(3)-15

(4) 試験体採取工法の材料への影響評価まとめ
照射硬化による硬さと板厚を模擬した、炉心シュラウド模擬試験体と上部格子板模擬試験体を製作し、ディスクーによる切断時の温度測定を実施した。切断時は試験体表面に冷却水を供給して行った。
炉心シュラウド模擬試験体は試験体表面、裏面ともに上昇温度は切断面から 1 mm
位置で 50~100℃程度、一方上部格子板模擬試験体は試験体表面の上昇温度は切断面から 1 mm 位置で 50 ℃前後、裏面の上昇温度は切断面から 1 mm 位置で瞬間的に最大320℃、3 mm 位置で瞬間的に最大 160℃であった。
以上の結果より、切断時の冷却水の供給量の差で温度上昇に差が生じたが、冷却水が十分供給された場合は切断時の試験体温度上昇を低く抑えられることを確認した。
福谷ら[3.2.1.4(4)-1]の研究では、照射硬化した SUS316 鋼に対して 400℃で 1 時間焼鈍した場合、焼鈍前と比べて 99％の硬さが残留していたことが報告されており、短時間であれば機械的特性への影響はほとんどないと考える。
今回実施した切断試験は、切断時に表面に冷却水を供給しながら実施したが、実機での切断は対象機器が高線量であることから、遮へいの観点で水中環境切断が想定され、その環境により、切断による試験体の温度上昇は十分低く抑えられ、ディスクソー
等の機械的切断による材料特性への影響はないと判断した。なお、実機での切断工法・装置等を踏まえ、実機で採用するディスクソー等の機械的切断工法で最終的な検証と判断は必要であるが、現状の想定として、切断代を 3 mm 程度想定しておけば材料への影響はないと考える。
また、3.2.1.1 項における試験体採取工法の工事基本実施計画(案)の策定で想定している試験体から試験片を採取する検討では、試験体の切断面より、試験体の機械加工
代を 5 mm と想定しており、3 mm よりも大きく、試験体からの試験片採取へのフィードバックは不要である。

＜参考文献＞[3.2.1.4(4)-1]

福谷ら，“照射後焼鈍による照射ステンレス鋼の材料特性変化とIASCC 感受性の関係”，INSS JOURNAL Vol. 10, 2003.

3.2.1.4(4)-1

3.2.2

事業計画案の見直し
3.2.1 項に示す成果を総合的に検討し、令和６年度以降の靭性低下に係る研究の事業計画案(実施不可も含む)について見直しの要否を検討した。令和５年度の実施項目は以下である。
炉内機器解体開始前の試験体採取工法の工事基本実施計画(炉内機器の撤去工事開始前の事前サンプリング工法)
炉内機器解体時の試験体採取工法の工事基本実施計画(廃炉工事に同調したサン
プリング)
放射能測定による試験体照射量評価手法の検証
試験体採取工法の材料への影響評価(切断の影響評価)
実施項目の令和５年度成果を踏まえ、事業計画の見直しの要否について検討した。
本年度成果に基づく事業計画の見直しについて以下に示すが、図 3.2.2-1 に示すように、令和４年度に策定した事業計画から大幅な見直しはない。
(1) 炉内機器解体開始前の試験体採取工法の工事基本実施計画(炉内機器の撤去工事開始
前の事前サンプリング工法)
事前サンプリング工法は、廃止措置の第三段階の原子炉や炉内機器の廃棄工事が始まる前の廃止措置プラント(原子炉圧力容器と炉内機器は現地設置状態のまま)で実機材を採取する工法である。具体的には、供用期間中の定期検査で実施する原子炉上蓋を開放しての炉内点検や、炉内機器の劣化事象の原因究明で実施した事例のあるサン
プル採取と同様に、原子炉建屋のオペレーションフロアより原子炉内部にサンプリン
グ装置等を吊り下ろして試験体をサンプリングする工法である。令和５年度に実施した工事基本実施計画の策定は、対象機器の炉心シュラウドと上部格子板の照射量分布に基づく試験体採取位置、形状および寸法の基本案を策定し、炉心シュラウドよりア
クセス性の良い上部格子板を対象とした試験体採取装置の概念検討を実施し、作業ス
テップと採取手順案を策定した。また、両機器からの試験体サンプリングの制約条件等を踏まえ、採取工事時期を検討した。採取工事時期は令和４年度に 2027 年度以降と想定していたが、令和５年度では炉心シュラウドは 2027 年度、今後の廃炉工程詳細にもよるが上部格子板は 2026 年を採取工事実施年度として想定し、今後の実施計画の年度展開案を検討した。
図 3.2.2-1 に示すように、令和 4 年度に想定した工事実施時期に見直しはないが、事前サンプリング工法で試験体を採取する可能性が高い上部格子板は 2026 年度として実施計画に反映した。この反映の背景には、現時点での想定で、炉心シュラウドからの試験体採取は、次項に示す同調サンプリング工事で試験体を取得する可能性が高いことも念頭にしている。

3.2.2-1

(2) 炉内機器解体時の試験体採取工法の工事基本実施計画(廃炉工事に同調したサンプリ
ング)
同調サンプリング工法は、廃止措置の第三段階で原子炉や炉内機器の廃棄工事が始まり、対象機器の上部格子板や炉心シュラウドが原子炉内より切断撤去され、原子炉内より廃棄のため取り出すタイミングに同調し、原子炉建屋の SFP や DSP で試験体を切断採取する工事である。
令和５年度の工事基本実施計画の策定は、上記の事前サンプリングで検討した対象
機器の炉心シュラウドと上部格子板の照射量分布に基づく試験体採取位置、試験体形状および寸法の基本案を踏まえ、国内の大型改造工事案件等で実施された試験体採取
実施例の調査結果を参考に、同調サンプリングにおける試験体採取作業フロー及び廃止措置の解体工事側(電力事業者を想定)との調整事項をまとめた。また、国内 BWR の原子炉建屋内部のオペレーションフロアの各種プールの配置や、天井クレーン、燃料交換機等のユーティリティー設備は基本的に共通であることから、代表的な配置とユーティリティー想定に基づき、試験体採取作業の詳細ステップを検討した。これらの検討を踏まえ、試験体採取手順の具体化に向けた課題および対策方針について整理した。同調サンプリング工法における試験体採取工事実施時期を 2027 年度と想定した事
業計画の基本年度展開を図 3.2.2-1 に示す。令和４年度に想定した工事実施時期の 2027
年度に見直しはないが、現時点での第三段階終了年度を踏まえると、廃炉措置の解体
工事側との調整時間も限られていることから、非常にタイトな事業計画である。
(3) 放射能測定による試験体照射量評価手法の検証
令和５年度は、浜岡３号機の監視試験片を装荷した監視試験バスケットの監視試験
カプセル(304L 製)及びバスケット(316L 製)より試験片を採取し、化学成分分析及び放射能測定を実施(実測値)し、解析値と比較した。Nb 起源の 93mNb から評価した中性子照射量について、カプセル(304L 製)では比較的よい一致が確認されたが、バスケット(316L 製)で実測値と測定値の乖離が見られた。実施した評価プロセスのトレースを行い、バスケットの 93mNb 放射能測定で 93mNb に相当するピークの他に同定できないピークの存在が確認されたが、バスケットにおける乖離の原因は特定できていない。このため、試験体照射量評価手法の検証では、これまでの結果を踏まえた分析・測定過程の再確認を継続し、その再確認を踏まえた原因の推定、並びに再測定を含む測定・評価
方法の見直し等を令和６年度に実施する。なお、図 3.2.2-1 に示すように、本検証は令和４年度に策定した事業計画で、令和５年度と令和６年度の２か年で計画しており、この計画に沿って、検証を継続することから、事業計画の見直しはない。
(4) 試験体採取工法の材料への影響評価(切断の影響評価)
令和５年度は、試験体採取の対象機器として選定した炉心シュラウド及び上部格子板について、両機器の実機板厚と浜岡原子力発電所１号機の供用期間を踏まえた照射による材料の硬度上昇等を模擬したステンレス鋼板を製作し、試験体採取工法で試験

3.2.2-2体切断の候補とした機械的切断(ディスクソー)による切断時の切断部近傍の温度測定を実施した。今回の切断は気中環境で切断部に冷却水を供給しながら実施した。板厚の薄い上部格子板模擬材では切断開始直後、切断面より 1mm 位置にて、瞬間的に運転温度を超える 320℃前後まで温度上昇があったが、その他の測定点の温度上昇は運転温度以下であった。また板厚の厚い炉心シュラウド模擬材では、板厚が厚くディスク
ソーの送り速度が遅いため、冷却水が試験体全体に行き渡ることにより、試験体の温度上昇は最大で 100℃程度と運転温度以下であった。切断時の冷却水の供給量の差で温度上昇に差が生じたが、冷却水が十分供給された場合は切断時の試験体温度上昇を低く抑えられることを確認した。
実機の切断は水中環境での切断になることなどを踏まえると、切断面から試験片を確保する部位の切断代は 3 mm 程度を想定することで問題なく、現在の試験体からの試験片採取位置も加工代として 5 mm を想定していることから、本結果によりサンプ
リング工法の検討で計画している試験体寸法や、実施の試験体からの試験片採取位置の見直しはなく、切断の影響確認は計画通り終了とした。よって、事業計画の見直しはない。

3.2.2-3

3.2.2-4※１：費用、現場作業、照射後試験施設の受入・管理能力等から複数の試験体の効率的な輸送を計画※２：本事業で設定した暫定の想定時期であり、最終的には事業者殿の協力と了承のもと決定する

図 3.2.2-1

靭性低下に係る研究

事業計画(令和５年度版(案))