資料２－３

原子力規制庁技術報告「中性子照射がコンクリートの強度に及ぼす影響に関する知見」に対する電気事業者の対応状況

２０２０年５月２２日
原子力エネルギー協議会

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目次
１．今回の議論の背景
２．知見概要３．電気事業者の対応について
４．高経年化技術評価における中性子照射量５．評価概要Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

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１．今回の議論の背景
・NRA技術報告「中性子照射がコンクリートの強度に及ぼす影響」（
NTEC-2019-1001）（令和元年８月公表）において、中性子照射がコンクリートの強度に及ぼす影響に関する知見の報告があった。

・本日は、本知見に対し、事業者の技術的見解をフィードバックすることを目的として、電気事業者の対応として、中性子照射量が1×1019n/cm2からコンクリートの強度低下に影響を及ぼすものとした場合の健全性に対する影響を確認すること、今後の高経年化技術評価においては、本知見を踏まえた評価を実施すること等を報告する。

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4２．知見概要

コンクリートが中性子照射を受けた場合、コンクリートの強度低下（圧縮強度低下）が生じる可能性があることが知られている。
実用発電用原子炉の運転の期間の延長の審査基準(参考１)では「評価対象部位の累積放射線照射量が、コンクリート強度に影響を及ぼす可能性のある値を超えている又は超える可能性が認められる場合は、耐力評価を行い、その結果、当該部位を構成する部材又は構造体の耐力が設計荷重を上回ること」とされており、これまでの高経年化技術評価及び運転期間延長認可申請では、Hilsdorfらの論文(参考２)を参照し、1.0×1020n/cm2程度の中性子照射量では有意な強度低下がみられないとしてきた。原子力規制庁はその評価を妥当と判断されている。
一方、原子力規制庁において、コンクリートの材料及び温度条件等を考慮したコンクリートの特性変化に関する研究の必要性から、コンクリートの強度に対する中性子照射量と石英含有率の影響に関する知見を取得することを目的とした安全研究プロジェクト(参考３)が実施された。本研究では、石英含有率の異なる骨材及びコンクリートに中性子照射した試験体に対し、材料試験を実施した。試験では、軽水炉で中性子に曝されるコンクリートの材料及び温度条件が考慮された。また、中性子スペクトル影響を考慮し、 0.1MeVを超えるエネルギー範囲の中性子照射量に基づき、中性子照射及び非照射の圧縮強度比が評価された。令和元年8月に原子力規制庁
技術報告（参考４）が公表され、コンクリートの圧縮強度は中性子照射量がおよそ1×1019n/cm2から低下傾向にあること等が示された。

電気事業者は、本知見は、高経年化対策実施ガイド(参考５)に基づき、評価に反映すべき知見と判断した。

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5３．電気事業者の対応について①本知見の反映にあたっては、本研究成果を踏まえ、中性子照射量が1×1019n/cm2からコンクリートの強度低下に影響を及ぼすものとした場合の健全性に対する影響を確認する。
②これまでに実施した高経年化技術評価に影響を及ぼすのはＰＷＲプラントのみであることを確認した（済み）。
③ＰＷＲプラントの高経年化技術評価について、現時点の健全性への影響がないことを簡易評価にて確認した（済み）。

④詳細評価を踏まえて、これまでの高経年化技術評価書の見直しを行う（実施中）。
※詳細評価実施済みプラントの結果より、運転開始後６０年時点において、構造体の耐力上の影響が無く、本知見が長期健全性に影響を与えるものではないことを確認した。
⑤今後の高経年化技術評価においては、本知見を踏まえた評価を実施する（ＰＷＲ、ＢＷＲ共通）。

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４．高経年化技術評価における中性子照射量
ＰＬＭ評価実施済プラントのうち、新知見による影響があるのはＰＷＲプラントのみ
区分

ＰＷＲ

ＢＷＲ

プラント

高経年化技術評価の中性子照射量予測

備考

中性子照射量(n/cm2)

経過年

美浜３号機

4.14×1019

60年

高浜１号機

4.43×1019

60年

高浜２号機

4.49×1019

60年

高浜３号機4.7×1019

60年

高浜４号機

4.8×1019

60年

川内１号機

4.7×1019

60年

川内２号機

4.6×1019

60年

泊１号機

4.0×1019

60年

停（※）

泊２号機

3.6×1019

60年

停（※）（2020年に新知見を反映した評価実施済）

敦賀２号機

1.7×1019

60年

停（※）

柏崎刈羽１号機

9.96×1014

60年

停（※）

柏崎刈羽２号機

1.24×1015

40年

停（※）（2019年に新知見を反映した評価実施済）

柏崎刈羽５号機

9.16×1014

40年

停（※）（2019年に新知見を反映した評価実施済）

浜岡３号機

7.1×1012

40年

停（※）

島根２号機

1.32×1014

60年

東海第二

4.10×1015

60年※停：冷温停止状態が維持されることを前提とした評価
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7５．評価概要(１)健全性への影響について（簡易評価）
評価対象（１次遮蔽壁）について、新知見を踏まえて強度低下に影響を及ぼす可能性がある中性子照射量を1×1019n/cm2とした場合でも、現時点の健全性に影響を与えるものではないことは確認済み。
(２)評価書見直しについて（詳細評価）
・解析により、評価対象（１次遮蔽壁）について、運転開始後６０年経過時点の中性子照射量の分布を把握し、新知見を踏まえて強度低下に影響を及ぼす可能性がある中性子照射量を1×1019n/cm2 とした場合の６０年経過時点の健全性評価を実施する。
・上記結果を踏まえて、高経年化技術評価書の見直しを実施する。
【健全性評価方法例】
鉛直方向荷重のコンクリートの圧縮耐力について、圧縮力を負担するＲＶサポートブラケット直下のコンクリートに対して、解析により算定した中性子照射量1×1019n/cm2を超える範囲を保守的に耐力がないものと仮定しても、構造体の耐力上の影響が無いことを確認する。
原子炉容器(RV)サポート→←

遮蔽壁炉心側表面から鉛直荷重負担部までの隙間（数cm程度）

60年後に中性子照射量が1×1019n/cm2を超える範囲

aa

RVサポート
鉛直方向荷重負担部拡大
60年後に中性子照射量が1×1019n/cm2を超える範囲

RVサポート
鉛直方向荷重負担部
RV半径方向１次遮蔽壁

断面イメージ図

１次遮蔽壁 解析結果イメージ図（ａ-ａ部）

高浜１，２号炉及び美浜３号炉の詳細評価により、運転開始後６０年時点において、構造体の耐力上の影響が無く、本知見が長期健全性に影響を与えるものではないことを確認した。
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高経年化技術評価書見直しの対象プラントと完了時期目途対象プラント
第１グループ
高浜発電所１，２号炉
美浜発電所３号炉
第２グループ
川内原子力発電所１，２号炉
高浜発電所３，４号炉
敦賀発電所２号炉※1
泊発電所１号炉※1

参考１

見直し完了時期の目途

令和２年３月末（見直し完了済み）

令和２年９月末※1：敦賀発電所２号炉および泊発電所１号炉は、冷温停止状態が維持されることを前提とした評価のみ

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参考２

コンクリートに係る技術開発

・産業界においては，高経年化対策に係る技術開発課題への取り組みを効率的に推進するための組織として，2007年にPLM研究推進会議及びその下にPLM研究総括検討会を設置しており，電力会社，電力中央研究所，ゼネコン等が主体となって活動している。PLM研究総括検討会には各経年劣化事象を個別に扱うサブグループが設置され，個別の技術開発課題に対する研究方針や具体的な研究計画の検討が行われており，その研究成果は発電所の保全活動や高経年化技術評価に反映され，原子力発電所の長期運転に対する信頼性が向上される。
・本日NRA技術報告への対応状況をご説明するコンクリートに関しても，以下の取り組みを実施しているところであり，NRA技術報告も踏まえながら，引き続き，長期運転に向けた自主的な安全性向上への取り組みを推進していく。
＜コンクリートに係る技術開発テーマ＞
・検査・モニタリング技術「地下水の化学的侵食」
・評価手法の開発・検証「長期間の熱影響評価技術」
ほか
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参考文献
参考１ 実用発電用原子炉の運転の期間の延長の審査基準(平成28年4月改正、原子力規制委員会決定)
参考２ H.K. Hilsdorf, J. Kropp, and H.J. Koch, The Effects of Nuclear Radiation on the Mechanical
Properties of Concrete, Special Publication of the American Concrete Institute, Volume 55,
Number 10, pp.223-254, 1978.
参考３ 運転期間延長認可制度及び高経年化対策制度に係る技術的知見の整備に関する研究(平成23～28年度)
参考４ 中性子照射がコンクリートの強度に及ぼす影響，NTEC-2019-1001，原子力規制庁，2019年8月
参考５ 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29年9月20日改正、原子力規制委員会決定)

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