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原子力発電所安全系配管におけるガス蓄積事象の傾向分析
Trend Analysis of Gas Accumulation Events in Safety-related Piping
at Nuclear Power Plants
小寺良雄（Yoshio Kodera)＊

要約 米国では原子力発電所の安全系配管において水素，窒素等のガスが蓄積する事象が継続的に発生しており，これらの事象は安全機能の喪失につながる可能性があることから，米国原子力規制委 員 会（NRC）は Information Notice（IN）を 発 行 し て 注 意 喚 起 を 行 っ た．ま た，2008 年 に はGeneric Letter を発行し，事業者にガス蓄積事象への対応状況について報告を求めた．本分析では，国内における発生防止のために教訓となる事項を抽出するため，米国の Licensee Event Report（LER）により報告されている 1995 年から 2008 年に発生したガス蓄積事象および原子力施設情報公開ライブラリー（ニューシア）に登録されている 2000 年から 2008 年に発生した国内原子力発電所のガス蓄積事象について傾向分析を実施した．米国のガス蓄積事象の発生傾向から得られた教訓として，ガス蓄積事象の未然防止のためには，手順書の改定，ベント弁追設等による安全注入系配管の水張り，ベント不良対策，超音波探傷検査による配管の満水確認が重要である．
キーワード

ガス蓄積，傾向分析，原子力発電所，安全系配管

Abstract
In the US, there has been a succession of events in which gases such as hydrogenand nitrogen accumulated in the piping of safety-related systems in nuclear power plants. Since
these events could impair the safety-related capabilities of the plant, the Nuclear Regulatory
Commission（NRC）issued an Information Notice（IN）to warn plant managers. In 2008, the NRC
issued a Generic Letter, requiring utilities to report on the progress of their efforts to cope with gas
accumulation events.
In the present study, trend analyses were carried out on gas accumulation events reported in US
Licensee Event Reports（LERs）that occurred from 1995 to 2008 as well as on those events filed in
the Nuclear Information Archives（NUCIA）that occurred in Japanese nuclear power plants from2000 to 2008, in order to learn from these events and prevent them recurring. Based on gas
accumulation events in US plants, important preventive steps included: devising countermeasuresfor poor filling or venting functions of the safety injection system piping, such as revising operating
manuals and adding vent valves, in addition to conducting ultrasonic tests for fill verification.
Keywords

1.

gas accumulation, trend analysis, nuclear power plants, safety-related piping

はじめにNotice（IN）88-23 (1) により指摘し，これにより安全注入系統におけるガスの蓄積が注目された．NRC

原子力発電所の安全注入系統等の配管にガスが蓄は，その後も引き続いて IN(2)〜(9)を発行して注意喚積した場合，ポンプがそのガスを巻き込んでキャビ起を行っていたが，ガス蓄積事象の発生が継続してテーションを起こし破損する危険性，あるいは，配いることから，2008 年 1 月に Generic Letter（GL）

管に水撃が発生して破損する等の危険性があり，そ2008-1(10)を発行し，電力事業者にガス蓄積事象へののような事象が発生した場合，系統に要求されてい取り組みに関して情報の提供を求めた．米国の電力る安全機能を発揮できない可能性がある．米国では，事業者は，GL2008-1 へ対応するため，各発電所に1988 年 に 米 国 原 子 力 規 制 委 員 会（NRC：Nuclear

おいて，ガス蓄積状況の調査，配管形状の調査，手Regulatory Commission）が PWR の高圧注入ポンプ順書の調査等を行い，必要な対策を順次実施していに お け る ガ ス の 巻 き 込 み の 可 能 性 を Information

る．

＊(株)原子力安全システム研究所

技術システム研究所

211

一方，我が国においては，米国での事象を踏まえした結果を図 2 に示す．ガスの蓄積事象が PWR でて PWR の充てん／高圧注入ポンプへのガス巻き込多く発生していることが分かる．これは，米国ではみ対策が実施されていること，および 1 年毎の定期

PWR のプラント数が BWR よりも多いこと（PWR：検査において，機器の予防保全，系統のガス抜きが69 基，BWR：35 基）の他，PWR では，タンクに水確実に実施されていることからガスの蓄積事象は大素，窒素ガスを封入しているものがある等プラントきな問題とはなっていない．しかし，今後，定期検設計の違いに起因していると考えられる．

査の間隔が延長され，系統の予防保全，系統のガス

これらの事象をガス蓄積が発生した系統で分類し抜き周期が延びた場合，米国のようにガス蓄積事象た結果を図 3 に示す．高圧注入系，低圧注入系でのの発生する懸念もあることから，本分析では，米国発生が多い．また，これらを PWR，BWR の炉型別におけるガス蓄積事象の傾向を分析するとともに，23%国内の発生状況についても調査して，ガス蓄積事象の発生防止につながる教訓を抽出する．

ＰＷＲ
ＢＷＲ

Ｎ＝4 3

2. 米国原子力発電所におけるガス蓄積事象の調査

77%

図22.1 分析対象とその抽出炉型（PWR，BWR）による発生割合
高圧注入（充てん）系

米国原子力発電所におけるガス蓄積事象の調査は，原子力安全システム研究所（以下「INSS」という）で構築している原子力情報データベースに登録され2%
5%た Licensee Event Report（LER）（11）の中からガス5%の蓄積，侵入により発生したと考えられる事象で発5%

生日が 1995 年から 2008 年のものを抽出して分析を低圧注入（余熱除去）
系
計装配管

14%

41%
Ｎ＝43

19%

図3

2.2 ガス蓄積事象の発生状況

補助給水系
ECCS入口配管9%行った．

C/Vスプレイ系

高圧、低圧注入系連絡配管
その他

蓄積箇所による分類

図 1 に抽出したガス蓄積事象の発生年別の件数をに分類した結果を図 4，5 に示す．PWR，BWR とも示す．1 年当たりの発生件数は多くはないものの，高圧注入系での発生が多い．図 6 に PWR における毎年 1〜6 件の範囲で継続的に発生していることが分

主なガスの蓄積箇所を示す．

か る．2008 年 に 発 生 件 数 が 多 い が，こ れ は，GL

この結果から分かるように報告されているガスの2008-1 が発行されたことから，各発電所がガス蓄積蓄積箇所としては，安全上重要な機器，配管での報状況の調査を詳細に行ったことにより，顕在化して告事例が多いが，これらの系統では，サーベランスいなかったガスの蓄積が発見される事象が多かった

試験（定例試験）として，定期的にガス蓄積状況のためと考えられる．

検査，ポンプの起動試験が行われており，その際に次に，抽出した事例を PWR，BWR の炉型で分類

低圧注入系では，水素，窒素ガスが封入される体積7制御タンク，蓄圧タンクと接続される配管があり，65発生件数発見される事例が多いこと，PWR の高圧注入系，それらのガスが浸入，蓄積する事例が多いためと考

4

えられる．

32

次に蓄積したガスの種類で分類した結果を図 7 に109596979899０0０1０2０3０4０5

年

図1

年別発生件数の推移

０6０7０8示す．空気が蓄積した事象が多く，その他では，窒素，溶解ガス（窒素あるいは水素と考えられるが原文中には溶解ガスと記載されたもの）が多い．空気212

高圧注入（充てん）系
低圧注入（余熱除去）系
C/Vスプレイ系

15%
3%
6%

40%

10%

補助給水系

Ｎ＝336%

Ｎ＝10

ECCS入口配管

6%

50%

40%

高圧注入系
計装配管
その他

高圧、低圧注入系
連絡配管
その他

24%

図4

PWR の発生箇所別分類

図5

BWR の発生箇所別分類⇞ᩱྲྀ᭰⏝Ỉ䝍䞁䜽

⵳ᅽ䝍䞁䜽
⵨ẼⓎ⏕ჾ

❅⣲䜺䝇

᱁⣡ᐜჾ䝇䝥䝺䜲䝫䞁䝥య✚ไᚚ 䈜䠎䜘䜚
䝍䞁䜽
Ỉ⣲䜺䝇

䈜䠍䜘䜚

ཎᏊ⅔ᐜჾ

㧗ᅽὀධ䝫䞁䝥䠍ḟ෭༷ᮦ䝫䞁䝥పᅽὀධ䠄వ⇕㝖ཤ䠅䝫䞁䝥ᢳฟ䝷䜲䞁䠄䈜䠎䠅䜈඘䛶䜣䝷䜲䞁䠄䈜䠍䠅䜈୺䛺䜺䝇⵳✚⟠ᡤ

図6඘䛶䜣䠄㻛 㧗ᅽὀධ䠅䝫䞁䝥PWR における主なガスの蓄積箇所
18%

16%
2%
44%

5%
Ｎ＝435%7%

空気
窒素溶解ガス
水素蒸気
非凝縮性ガス
不明、その他

40%3%
3%

Ｎ＝339%

空気窒素溶解ガス
水素蒸気
不明、その他

27%

21%

図7

蓄積ガスの種類による分類

図8

PWR の蓄積ガスによる分類

20%の蓄積は，系統を開放して設備の保守を行った後の水張り，ベントが不十分で，系統開放時に浸入した空気が十分排出されず，そのまま系統中に残ったものと考えられる．これらを PWR，BWR の炉型別に分類した結果を図 8，図 9 に示す．PWR では，空気Ｎ＝1010%60%

空気蒸気
非凝縮性ガス
不明、その他10%の他窒素，溶解ガスが多い．窒素ガスは，蓄圧タンクに 5MPa 程度に加圧されて封入されており，蓄圧タンク内の水は窒素飽和水となっている．この蓄圧

図9BWR の蓄積ガスによる分類

213

表1場

系統条件による窒素溶解度の違い

所条件

窒素溶解度（0℃，1 気圧）

蓄圧タンク内（窒素加圧）

40℃，4.9MPa

613cc ／ kgH20低圧注入系配管内（待機状態）

40℃，0.2MPa

36cc ／ kgH20

タンクが接続された配管は，安全注入系統とは，逆る．

止弁により切り離されているが，この逆止弁のリー

次に，発見動機による分類結果を図 11 に示す．

ク等により，窒素が低圧の安全注入配管に混入した

サーベランス試験で UT，ベント操作によるガスの場合（蓄圧タンクから安全注入配管への侵入経路は蓄積状況の確認を行った際に発見されているものが

図 6 に示す通り）には，表 1 に示すような系統条件多く，その他では運転操作，監視，ポンプの起動試による溶解度の差から混入していた窒素が溶出し，験時の異常等により発見されている．米国では，我系統中に蓄積することになる．

が国と異なり，技術仕様書（TS：Technical Speci-

また，水素ガスが蓄積するケースも窒素と同様，fication）(14)において非常用炉心冷却装置（ECCS：系統中に溶解したガスが，系統条件により溶出したEmergency Core Cooling System）の配管の満水状ものと考えられる．水素ガスは，PWR において 1況を確認することが要求されており，サーベランス次冷却材の水素濃度を約 25〜35cc/kgH2 0 に保持す試験でガス蓄積状況の確認が定期的に行われている

るため体積制御タンク気相部に約 0.14MPa の圧力ことから，ガスが蓄積していれば，その際に発見さで封入されているものである．その他では，件数はれる可能性が高い．このようなサーベランス試験が少ないが蒸気の発生，蓄積が報告されている．この実施されていなければ，実際に機器が動作して，そような蒸気の発生には，高温配管からの熱伝導によの機能に影響がでるまでガスの蓄積が発見されない

り温度が上昇し，蒸気が発生するケース，高温の状可能性もあり，ガス蓄積による不具合を未然に防止

態から減圧することにより温度が飽和温度以上となする観点からこのような試験を行う意義は大きいとり蒸気が発生するケース等がある．

考える．ただし，ガスの蓄積が発見されれば全てがBWR では，発生件数が少なく十分な分析はでき機能上問題というわけではなく，発見されたガスのないが，PWR のような窒素，水素ガス蓄積の報告量が実際に機器の運転等に影響を与えるものであるはなく，空気，蒸気等が蓄積した事象が報告されてかどうかは，個別に評価され，影響があると判断さいる．

れたものについては，TS 上の措置が実施されてい発生時期による分類結果を図 10 に示す．ただし，る．

これは，ガス蓄積が発見された時期を表すものであガス蓄積の影響による分類結果を図 12 に示す．

り，ガス蓄積が蓄積した時期を表すものではない．

ECCS の機能低下が多いが，これは，UT 等による出力運転中に発生した割合が多いが，これは，出力サーベランス試験でガスの蓄積が発見され，その影運転中に安全注入系待機ポンプの起動試験，超音波響により ECCS が要求される機能を満足できないと

探 傷 試 験（UT：Ultrasonic Testing）(12) (13)，ベ ン判断され，運転不能が宣言されたものである．このト操作によるガス蓄積有無の確認等が行われており，ECCS 機能低下を ECCS への影響内容で分類した結

そこで発見されるものが多いことによると考えられ

果を図 13 に示す．多くがポンプ機能への影響であ

5% 2%
5%

12%
5%

14%

出力運転中
低温停止
高温待機
起動・停止中高温停止

Ｎ＝4374%29%

5%

試験（UT、ベント）
運転操作、監視試験（ポンプ）
試験（温度測定）
評価
その他

Ｎ＝4323%26%

図 10

発生時期による分類

図 11

発見動機による分類

214

ECCS機能低下

12%ポンプ運転異常

2%
5%
5%

37%
Ｎ＝439%

21%
水張り、ベント不良

パラメータ変化、警報発
信
ポンプ損傷

2%
Ｎ＝43

配管サポート損傷

54%

運転停止

16%

図 12

不明、
その他

23%

影響なし

14%

逆止弁、隔離弁漏
えい
設計、施工不良

その他

ガス蓄積の影響別分類

図 14

ガス蓄積の原因別分類

4%

13%

13%

19%

ポンプ機能
系統機能
弁機能

N=16

手順書不備

N=23

17%

66%

弁、配管設計、施工不良
手順書および設計不良その他

68%

図 13

図 15

ECCS 機能低下の内容別分類

水張り，ベント不良の原因分類

り，ガスの巻き込みによりポンプがその機能を発揮とを示すものであり，このような状態に至る前にガできないと判断されたものである．また，発生割合スの蓄積を発見して事前に防止することが重要であは比較的少ないが，機器の運転状況，健全性に影響る．

を与えたものもあり，それらにはパラメータ変化，ガス蓄積の原因による分類結果を図 14 に示す．水

警報発信，ポンプの運転異常・損傷，配管サポート張り，ベント不良によるものが多く，これは，作業損傷等がある．

後の系統への水張り，ベント操作が適切に実施されこの中で，ガス蓄積の影響により実際に機器に損傷が発生した事例（15)〜(18）を表 2 に示す．

なかったことにより系統開放中に系統に入った空気が完全に除去されなかったものである．この水張り，

これらの事例は，ガス蓄積が発生した場合には，ベント不良の原因をさらに分類した結果を図 15 に示ポンプの損傷，配管機器の損傷等 ECCS 機器の機能

す．水張り，ベント操作に使用する手順書の不備が上大きな問題となる事象が発生する可能性があるこ

最も多く，次にベント弁の位置等の設計不良による

表 2 ガス蓄積による機器の損傷事例
損傷発生日
ポンプ 1997.5.3の損傷

ユニット

炉型

概要

Oconee 3

PWR

体積制御タンク水位計指示不良による高圧注入ポンプのガス巻き込みでキャビテーションが発生し同ポンプが損傷

Point Beach 2

PWR

配管の 1995.1.18
損傷

Sequoyah

PWR

蓄圧タンクから漏洩した窒素ガスにより，高圧注入ポンプ定期試験中にガスバインディングが発生し同ポンプが損傷
蓄圧タンクから漏えいした窒素ガスの蓄積による水撃発生で配管サポート部が損傷

2001.7.5

Dresden 3

BWR

2002.2.20

原子炉スクラム事象発生時の高圧注入系（HPCI）起動時，不十分なベントを原因とする水撃発生で，HPCI 系配管サポートが損傷

215ものが多い．系統開放後のベント操作は，適切なベント弁を使用して，適切な手順で実施する必要があ

7%5%るが，配管の局所的高所にベント弁がない，配管に9%設計上考慮されていない傾斜がある，手順書が適切39%なベント弁を使用していない等の状況がある場合に手順書変更（ベント以外）手順書変更および弁、配管設計変更
弁保修、取替え

Ｎ＝43

12%は，十分排気されない可能性がある．手順書がこのような点を考慮したものになっているか十分検討す12%

ることがガス蓄積事象の未然防止のためには重要と16%なる．我が国では，系統復旧時のベント操作については，配管形状を考慮の上，適切なベント弁により

図 18確実に実施されており問題ないと考えられるが，今水張り、ベント手順書改定
ベント弁、配管設計
変更
ベント、UT測定

その他

ガス蓄積の対策による分類

後もベント操作を行う際には，手順書等の詳細な検れぞれ空気，窒素ガス蓄積の主たる原因となってい討を継続する必要がある．

ることが分かる．

次に，原因で多いのは，逆止弁，隔離弁漏えいで，ガス蓄積の対策による分類結果を図 18 に示す．水

これは，ガスが溶解した液体が逆止弁，隔離弁の漏張り，ベント操作に関する手順書改定，ベント弁，えいにより高圧側から低圧側へ漏えいし，低圧側で配管設計変更が多い．これらは，原因として発生割溶解していたガスが溶出したものである．我が国に合の多かった水張り，ベント不良に対応した対策でおいては，逆止弁，隔離弁について定期的な点検がある．手順書の改定は，配管の形状に応じた適切な実施されており，漏えいの発生の可能性は低いと考ベント弁を使用するよう変更するもの等で，ベントえられるが，漏えいが発生した場合の検知手段につ弁，配管設計変更は，適切な位置にベント弁を追設いて十分検討しておく必要がある．

する，適切なベントが可能なように配管形状を変更

空気および窒素が蓄積した場合のそれぞれの原因するもの等である．

別分類を図 16，17 に示す．空気が蓄積した事象では，水張り，ベント不良，窒素が蓄積した事象では，

3.

GL2008-1 対応で実施された是正対策事項の分析

逆止弁，隔離弁の漏えいが大半を占めており，水張り，ベント不良および逆止弁，隔離弁の漏えいがそGL 2008-1 に 対 応 す る た め，米 国 の 各 発 電 所 は
16%

UT によるガス蓄積状況の調査，配管形状の調査，図面，手順書類の調査等を行った．多くのプラント

5%
水張り、ベント不良
Ｎ＝19

逆止弁、隔離弁漏
えい不明、その他

で，格納容器内の調査がプラント運転中で実施できない等全ての調査を完了していないが，NRC への報告期限である GL 発行から 9ヵ月以内に完了した結79%



空気が蓄積した場合の原因別分類

ᇱ

図 1611%


89%

図 17

窒素が蓄積した場合の原因別分類図 19GL 対応における是正対策の分類ࣂ࣒ࣚ勷ࢰ┐ち࣊ࣤࢹᘒ㏛シࢦ勷࣊ࣚࣤࢪᡥ㡨᭡ን᭞Ềᘿ࣬࣊ࣤࢹᡥ㡨᭡ን᭞

逆止弁、隔離弁漏えい
水張り、ベント不良

Ｎ＝9216

4.2

果について報告を行っている．その中で内容が確認

ガス蓄積事象の発生状況

できた 99 基に関しての是正対策事項について分析を行った．図 19 に主な是正対策の分類と実施基数を示

表 3 にニューシアからの抽出結果を示す．発生事した．多数のプラントで系統の水張り，ベントの手例は少ないが，水の放射線分解による非凝縮性ガス

順書，サーベランス試験の手順書の変更を行っていの発生，爆発，ポンプの損傷，ベント不良によるポる．水張り，ベント手順書の主な変更内容は，適切ンプ流量，吐出圧力の低下が発生している．

なベント弁の使用，ベントが適切に実施されたこと

浜岡 1 号機の事例は，原子炉内で炉水の放射線分の UT による確認の追加等である．また，サーベラ解により発生した水素と酸素が，主蒸気と混合し余ンス試験手順書の主な変更内容としては，新たなベ熱除去系蒸気凝縮系配管にもたらされ，運転の経過ント弁の追加，UT の追加，許容基準の記載等であとともに，配管の放熱によって蒸気が徐々に凝縮する．これら手順書変更の他では，ベント弁の追加設る一方，非凝縮性ガスである水素と酸素は配管の頂置が多く，これは，系統を確認した結果，配管の局部に蓄積し，高温の蒸気の侵入により着火したもの

所的高所にベント弁がなく，適切にベントが実施さで ある．また，浜 岡 3 号 機 の 事例は，グ ラ ンドスれないと判断されたものである．その他では，ガスチームコンバータドレンタンクレベルスイッチ（フ蓄積検知のためのパラメータ監視が実施されており，ロート）が計装配管内で放射線分解により生じた水

この対策の中には，ECCS 系統への漏れを早期に発素，酸素の非凝縮性ガスの着火により変形したもの見するための蓄圧タンクの水位監視等がある．

である．これらの炉水の放射線分解による非凝縮性

米国の多くのプラントでこのような是正対策が実ガス発生に関しては，このような事象の発生を踏ま施されたことは，現場の詳細な点検も含む網羅的なえて既に設備改造等の対策が実施されており，その調査が実施された結果である．国内でこのような調他には同様事象の報告はない．

査，検討が実施されていない場合には，米国と同様，

伊方 3 号機の充てんポンプの主軸損傷事例は，工水張り，ベントの手順書が適切な内容でない，系統場製作段階において，スプリットリング溝部の加工の局所的高所にベント弁がなく，適切にベントでき時に応力集中係数が大きい状態で製作されたことにていないといった顕在化していない不具合があるとより当該溝部に応力が発生したこと，および定期検いう可能性を十分認識しておく必要がある．

査時に体積制御タンクを大気開放にした状態で充てんポンプの運転を行ったため，ミニマムフローライ

4.

国内原子力発電所におけるガス蓄積
事象の調査

ンのオリフィス部で気泡が発生し，この気泡の流れ込みで生じた振動により当該溝部に疲労限度を超える応力が発生したと推定される事象である．このよ4.1

分析対象とその抽出

うな高圧注入（充てん）系統においてガスが発生して，ポンプがガスを巻き込む事象に対しては，国内

国内事象の抽出には，原子力施設情報公開ライブ
ラ リ ー（ニ ュ ー シ ア）（19）を 活 用 し た．対 象 は，の PWR において検討が行われ，必要な対策が実施されている．

2000 年から 2008 年に発生したものとし，ガスの発福島第一発電所 6 号機の事例は，ベント弁の位置生，蓄積により不具合を生じたと考えられる事象をが不適切であったことによるベント不良によるもの抽出した．

である．ベント不良によるガスの蓄積は米国でも多数発生しており，GL2008-1 対応で行った調査にお
表3

国内におけるガス蓄積事象発生事例（2000〜2008）

1
2

発生日
01.11.07
04.03.15

ユニット
浜岡 1
伊方 3

炉型BWR
PWR

件
名
余熱除去系配管破断に伴う原子炉手動停止
充てんポンプ 3C 主軸の損傷

305.02.01

浜岡 3BWR

406.05.22

福島一 6BWR

グランドスチームコンバータドレンタンクレ
ベルスイッチ部品変形事象
原子炉隔離時冷却系における運転上の制限の逸脱

217

いてもベント弁の位置が不適切であったという結果

Injection Pumps during a Loss-of-Coolantの報告は多い．国内では，ベント操作の適切性につAccident,8USNRC (1988).

いては十分な検討が行われ，必要なものについては，(２) NRC Information Notice#:88-23 supplement1,手順書，ベント弁の変更等の対策が実施されている

7Potential for Gas Biding of High Pressureと考えられるが，米国におけるベント不良の発生状

Safety Injection Pumps during a Loss-of-

況も考慮し，今後もベント操作の実施時には十分な

Coolant Accident,8USNRC (1989).

調査，検討が必要である．

(３) NRC Information Notice#:88-23 supplement2,

これらの事例から分かるように，国内で報告され7Potential for Gas Biding of High Pressureている事例は，ガスの蓄積により実際に機器に損傷

Safety Injection Pumps during a Loss-of-等が発生したもので，米国のように試験，検査でガ

Coolant Accident,8USNRC (1990).

スが発見されたという報告はない．これは，我が国(４) NRC Information Notice#:88-23 supplement3,

においては，ECCS 配管の満水状態を定期的に確認

7Potential for Gas Biding of High Pressure

することが要求されていないためと考えられる．こSafety Injection Pumps during a Loss-of-のようなガス蓄積状況の確認が実施されていなけれ

Coolant Accident,8USNRC (1990).

ば，万一ガス蓄積が発生した場合，機器の運転に異(５) NRC Information Notice#:88-23 supplement4,

常が発生するまで発見されない可能性もある．特に，

7Potential for Gas Biding of High Pressure

ECCS のように通常待機状態にある機器では，事故

Safety Injection Pumps during a Loss-of-

時に動作して初めてガス蓄積が発見される危険性もCoolant Accident,8USNRC (1992).

あり，このような箇所でのガス蓄積発生の可能性，防止対策について十分検討しておく必要がある．

(６) NRC Information Notice#:88-23 supplement5,
7Potential for Gas Biding of High Pressure
Safety Injection Pumps during a Loss-of-

5. まとめCoolant Accident,8USNRC (1999).
(７) NRC Information Notice#:91-50 supplement1,(1)米国におけるガス蓄積事象は，PWR における発7Water Hammer Events since 1991,8USNRC

生件数が多く，高圧注入系，低圧注入系において空(1997).

気，窒素ガスが蓄積し，ECCS の機能低下となった(８) NRC Information Notice#: 97-40,7Potential

事象が多い．

Nitrogen Accumulation Resulting from Back-(2)発生原因では，系統の水張り・ベント不良，逆止leakage

弁，隔離弁の漏えいが多く，対策では，水張り，ベUSNRC (1997).

fromSafety

Injection

Tanks,8ントの手順書改定，ベント弁，配管の設計変更が多(９) NRC Information Notice#: 06-21,7Operatingい．国内における防止対策を策定する際には，このExperience Regarding Entrainment of Air into

点を十分考慮して検討する必要がある．

Emergency Core Cooling and Containment(3)発見動機では，UT 等による配管の満水確認時にSpray Systems,8USNRC (2006).

発見されているものが多く，機器への影響発生前に(10) NRC Generic Letters2008-01,7Managing Gas

ガス蓄積を発見するためには有効な手段になると考Accumulation in Emergency Core Cooling,えられる．

Decay Heat Removal, and Containment Spray(4)国内でのガス蓄積事象の報告件数は少ないが，米Systems,8USNRC (2008).

国で発生件数の多い，系統の水張り，ベント不良に(11) NUREG 1022,7EVENT REPORTING GUIDE-よるものも発生しており，今後も系統の水張り，ベLINES 10CFR 50.72 and 50.73,8USNRC

ント時には十分な注意が必要である．

(2001)．
(12) 牧

文献

信男，7加圧水型原子力発電所安全注入系

配管内のガス蓄積防止策と気泡検知法，7INSSJOURNAL，Vol.7，p.216 (2000)．

(１) NRC Information Notice#: 88-23,7Potentialfor Gas Biding of High Pressure Safety(13) 伏見康之，7超音波探傷技術を用いたガス蓄積判定法の加圧水型原子炉安全系配管への適用

218に つ い て，7INSS JOURNAL，Vol.9，p.226(2002)．
(14) NUREG 1431 Vol.1 Rev.2,7Standard Technical Specification Westinghouse Plants,8USNRC (2001)．
(15) Licensee Event Report#:95 327/001-01,7Gas
Accumulation in the Residual Heat Removal(RHR) System Results in Pipe Movement
Following Starting of the RHR Pumps,8Tennessee Valley Authority (1995).
(16) Licensee Event Report#:97 287/003-00,7High
Pressure Injection System Inoperable Due toDesign Deficiency and Improper Work Practices,8Duke Power Co. (1997).
(17) Licensee Event Report#:02 249/005-01,7High
Pressure Coolant Injection System Inoperable
Due to Water Hammer Event,8Exelon Generation Co. (2003).
(18) Licensee

EventReport#: 02

301/001-00,

7Completion of nuclear plant shutdown required by LCO 3.5.2 required action B.1,8
Nuclear Management Co. (2002).
(19) 日本原子力技術協会，原子力施設情報公開ライブラリー，http:/www.nucia.jp/ (2009 年 4 月
20 日現在)．