試験研究用原子炉施設の二次冷却系配管の健全性の確保について

平成16年9月3日
原子力安全課

はじめに

 平成16年8月9日、関西電力㈱美浜発電所3号機において、二次冷却系配管の破損事故が発生した。現在、原因究明等は、所管行政庁である経済産業省により行われているところである。

 今回の事故を踏まえ、文部科学省は、所管する試験研究用原子炉施設のうち、二次冷却系を有する施設を対象に、それら二次冷却系配管の健全性の確保に関する設置者の取組について調査するとともに、現場の状況の確認を行った。その結果は以下のとおり。

1．調査の対象

  当省所管の試験研究用原子炉施設15基のうち、二次冷却設備を有するものは、以下の6施設である。

・日本原子力研究所
　東海研究所：JRR‐3、JRR‐4
　大洗研究所：JMTR、HTTR

・京都大学
　原子炉実験所：KUR

・核燃料サイクル開発機構
　大洗工学センター：常陽

　今回の調査にあたっては、設置者が実施している二次冷却系配管の健全性の確保に関する保安活動を総合的に確認するため、二次冷却系配管について、1．設計等の方針、2．自主検査、3．予防保全対策、4．過去の事故の教訓の反映及び5．今後の方針について確認を行った。(別紙1参照)（※下記参照）また、保安活動の実施に係る設置者の体制についても確認を行った。(別紙2参照)（※下記参照）
　金属材料が流体の流れによって減肉される現象(エロージョン・コロージョン)の進展速度は、金属材料や流体の種類、温度、流体の流れの状態などに依存するとされている。ASME(米国機械学会)などによれば、水中のk炭素鋼のエロージョン・コロージョンの大きい速度を示す温度域は、約120℃から約200℃にあり、60℃前後ではかなり小さくなるとされている。
　また、ナトリウムについては、ナトリウムに接している材料表面から、炭素等の成分が、高温部から溶け出し、低温部の材料表面に侵入していく「質量移行」が腐食進行因子となることが知られている。
　今回の調査対象とした施設のうち、日本原子力研究所のHTTRについては、二次冷却材に軽水が用いられており、二次冷却系配管の条件として、温度が約262℃、圧力が約48気圧である。
　また、日本原子力研究所のJRR‐3、JRR‐4、JMTR並びに京都大学のKURについては、二次冷却材に軽水が用いられており、二次冷却系配管の条件として、温度が約60℃、圧力が約8気圧である。これら施設の二次冷却系は、一次冷却系統から熱交換器を介して受けた熱を冷却塔から大気に放散する構造となっている。
　核燃料サイクル開発機構の「常陽」については、二次冷却材にナトリウムが用いられており、二次冷却系配管の条件は、最大470℃、圧力が5気圧である。
　本調査にあたっては、上述の科学技術的知見に照らして、設置者の二次冷却系配管の健全性の確保に関する取り組みを評価することとした。

2．HTTRにおける取り組み状況

　日本原子力研究所のHTTRの二次冷却系配管の仕様は、別表のとおりである。本施設の二次冷却系配管は、必要厚さに対して1.5倍程度の裕度のある厚さの配管を採用している。
　日本原子力研究所は、本施設の二次冷却材は温度が約262℃、圧力が約48気圧であることから、金属材料の腐食が流体の流れにより加速される現象(エロージョン・コロージョン)に配慮し、二次冷却材中の電気伝導度、水素イオン濃度(pH)及び溶存酸素濃度の管理を行っている。また、出力上昇試験後の平成11年より、主配管から分岐し、冷却材の流速が急変する小口径配管2箇所に関し、毎年肉厚測定を実施し、減肉が認められないことを確認してきている。これらは、昭和63年に、設計及び工事の方法の認可申請に向け実施した建設準備設計において、米国のサリー原子力発電所における配管破断事故を踏まえて実施することとしたものであるとしている。
　施設定期自主検査としては、加圧水冷却設備では、加圧器を窒素で運転圧力以上に加圧し、漏えい確認及び外観検査を実施している。また、補助冷却設備では、補助冷却材循環ポンプを運転し、運転圧力及び運転流量における漏えい確認及び外観検査を実施している。
　また、日本原子力研究所は、美浜発電所3号機の事故を踏まえ、本年8月11日から12日にかけて、二次冷却系を有する施設について、冷却材の流れが急激に変化するエルボやオリィフィス部を中心に代表箇所を選定し、配管の肉厚測定を実施している。その結果、本施設の二次冷却系配管については、必要厚さを上回る厚さが確保されていることを確認している。(資料1参照)（※下記参照）
　同研究所は、検査の範囲や頻度などについては、美浜発電所3号機で発生した二次冷却系配管の破損事故の原因究明等の結果が公表された時点で、見直しを行うとしている。
　当省は、同研究所の施設定期自主検査、自主検査に係る手続きについて、関係資料を参照しつつ、現場にて確認を行った。その結果、検査計画の立案、実施、結果の評価等は、同研究所自らが実施していることを確認した。また、同研究所が実施した配管の肉厚測定に関し、現場において、測定箇所等の確認を行った。
　以上のことから、日本原子力研究所のHTTRの二次冷却系配管の健全性の確保に関する取り組みは妥当なものと考える。

3．JRR‐3、JRR‐4、JMTR及びKURにおける取り組み状況

1. JRR‐3、JRR‐4及びJMTRの取り組み状況

　日本原子力研究所のJRR‐3、JRR‐4及びJMTRの二次冷却系配管に関する主な仕様は、別表のとおりである。これら施設の二次冷却系配管については、必要厚さに対して1.5倍～2.5倍程度の裕度のある厚さの配管を採用している。
　日本原子力研究所は、これら施設の二次冷却系は、一次冷却系統から熱交換器を介して受けた熱を冷却塔から大気に放散する構造となっており、配管の条件として、温度が約60℃、圧力が約8気圧であり、金属材料の腐食が流体の流れにより加速される現象(エロージョン・コロージョン)による配管の減肉は生じがたいとしている。万一、配管に破損が起こった場合でも、冷却材の減圧沸騰は起こらず、また、二次冷却系配管を設置している場所は、管理区域や保全区域となっており、みだりに人が立ち入ることはなく、大きな災害が発生することはないとしている。
　これら施設では、防錆防食の要因となる電気伝導度及び水素イオン濃度(pH)について水質管理を行っている。
　また、施設定期自主検査として、二次冷却系の外観検査や漏えい検査を行っている。
　さらに、予防保全対策として、これまでに、

・ JRR‐3については、平成11年及び平成12年に、一次冷却材熱交換器を、平成13年に重水熱交換器の開放点検を実施している。その際、二次冷却材に注入している防錆防食材によって生成される膜が配管内部に構築されていることを確認するため、熱交換器の出入口部の近傍及び熱交換器の上流部・下流部に設置されている弁の近傍を対象に目視できる範囲(約1m)について点検を実施した。その結果、一部の弁の直後に錆が発生している箇所があったため、予防保全の観点から、平成14年に一部配管を炭素鋼からステンレス鋼に変更している。

  ・ JRR‐4については、平成12年7月に、二次冷却系配管の健全性を確認するため、約10mのファイバーケーブル付きカメラを使用し、冷却塔近傍の露出管約7m及び埋設配管部約3mを調査している。その結果、露出管については、配管素地の腐食は比較的少なく、また、樹脂で配管内面をライニングしている埋設配管部については、ライニングに亀裂などは確認されなかったとしている。さらに、弁出口垂直配管部2箇所、エルボ部1箇所について肉厚測定を実施し、必要厚さを上回る厚さが確保されているこを確認している。

  ・ JMTRについては、昭和50年7月及び昭和63年9月に、主配管のライニングの点検を実施し、異常のないことを確認している。
　同研究所は、今回の美浜発電所3号機の事故を踏まえて、本年8月11日から12日にかけて、これら施設の二次冷却系配管について、冷却材の流れが急激に変化するエルボ、オリフィス等の設置箇所を中心に代表箇所を選定し、肉厚測定を実施している。その結果、いずれの箇所も、必要厚さを上回る厚さが確保されていることを確認している。(資料1参照)（※下記参照）
　同研究所は、二次冷却系配管の健全性については、従来より、それぞれの施設の運転条件を踏まえて実施してきている冷却材の水質管理や配管の外観検査及び漏えい検査等により確保されるとしているが、検査方法等については、今後、美浜発電所3号機の事故原因の究明及び再発防止策の検討結果を踏まえ、同研究所の施設の特徴を勘案の上検討し、適切に対応していくとしている。また、その検討結果は、本年2月に改正された省令に基づく原子炉施設の定期的な評価にも反映していく予定であるとしている。
　当省は、同研究所の施設定期自主検査、自主検査に係る手続きについて関係資料を参照しつつ、現場にて確認を行った。その結果、検査計画の立案、実施、結果の評価等は、同研究所自らが実施していることを確認した。また、同研究所が実施した配管の肉厚測定に関し、現場において、測定箇所等の確認を行った。
　日本原子力研究所の施設のうち、JRR‐3、JRR‐4及びJMTRについては、二次冷却系の温度が約60℃程度、気圧が約8気圧程度である。ASME(米国機械学会)によれば、水中の炭素鋼のエロージョン・コロージョンの大きい速度を示す温度域は、約120℃から約200℃にあり、60℃前後ではかなり小さくなるとされていることなどから、このような運転条件ににおいては、エロージョン・コロージョンによる配管の減肉は生じがたいと考えられる。したがって、同研究所が、これら施設の二次冷却系に対して実施してきた電気電導度やpHの水質管理、漏えい確認や外観検査等の取り組みは妥当なものと考える。
　また、同研究所は、今回の美浜発電所3号機の事故を踏まえ、これら施設の二次冷却系配管についても、冷却材の流れが急激に変化するエルボ部等を中心に、肉厚測定を実施している。なお、同研究所は、JRR‐3については近日中に、現在施設定期検査中であるJRR‐4については、この期間中に、それぞれ、エルボ部、オリフィス部などの代表箇所について、肉厚測定を追加実施する予定であるとしている。
　同研究所は、二次冷却系配管の健全性の確保に係る検査方法等については、美浜発電所3号機の事故原因の究明及び再発防止策の検討結果を踏まえ、同研究所の施設の特徴を勘案の上検討し、適切に対応していくとしている。また、その検討結果については、本年2月に改正された省令に基づく原子炉施設の定期的な評価に反映していく予定であるとしている。

 以上のことから、同研究所の取り組みは妥当であると考える。

2. KUR

  京都大学のKURの二次冷却系配管の仕様は、別表のとおりである。京都大学のKURは二次冷却系の条件としては、冷却材温度が約50℃、圧力が約3.5気圧であり、その条件は特に厳しいものではなとしている。二次冷却系配管の減肉に対する配慮としては、施設定期自主検査として、外観検査、系統作動検査及び漏えい検査を行っている。また、自主検査として、定期的に配管の肉厚測定、開放目視検査を行い、その健全性の確認を行っている。
　KURの二次冷却系については、昭和63年(埋設部については平成元年)に、曲がり部及びオリフィスを含む約300点の肉厚測定、開放目視検査が実施されている。(資料2参照)（※下記参照）これは、当時、同大学においては、KURの運転継続についての検討がなされており、その一環として実施されたものであるとしている。
　その後、平成10年には、昭和63年と平成元年に実施した肉厚測定及び開放目視検査の結果を参考に、二次冷却系ポンプ出口のエルボ3箇所とオリフィス上流と下流の合計5箇所について開放検査を実施している。また、オリィフィス部の配管について約20点の肉厚測定を実施している。その結果、肉厚減少の兆候は見られていない。
　また、本年8月13日、二次冷却水ポンプ出口の逆止弁交換に当たり、逆止弁前後の配管の健全性を確認するため、昭和63年に肉厚測定を実施した点と同じ点について肉厚測定を実施している。その結果、特に減肉の兆候は見られていない。
　さらに、KURでは、平成18年3月から、燃料低濃縮化実施のため、約1年間の運転停止を計画しており、この間に、二次冷却系配管についての健全性調査を実施する予定であるとしている。
　京都大学では、今後、これまで自主検査として実施してきた開放目視検査及び肉厚測定については、今後、本年2月に改正された省令に基づく原子炉施設の定期的な評価の中に、二次冷却系の供用期間中検査に関する事項として盛り込む予定であるとしている。
　当省は、同大学の施設定期自主検査、自主検査に係る手続きについて関係資料を参照しつつ、現場にて確認を行った。その結果、検査計画の立案、実施、結果の評価等は、同大学自らが実施していることを確認した。また、同大学が実施した配管の肉厚測定に関し、現場において、測定箇所等の確認を行った。
　以上のように京都大学においては、二次冷却系配管の健全性の確保のため、配管の肉厚測定、開放目視検査等が定期的に実施されていること、また、今後、本年2月に改正された省令に基づく原子炉施設の定期的な評価に、これら検査等を盛り込む予定であるとしていることから、同大学の取り組みは、妥当なものと考える。

4.常陽における取り組み状況

  核燃料サイクル機構の「常陽」では、二次系の冷却材にナトリウムが用いられており、ナトリウムに接している材料表面から炭素等の成分が高温部から溶け出し、低温部の材料表面に侵入していく「質量移行」が主要な腐食進行因子となる。このため、同機構は、ナトリウム中の酸素濃度を3ppm程度に維持し、「質量移行」を抑制している。
　また、「常陽」については、熱出力を100MW(MK‐2)から140MW(MK‐3)に変更するため、平成12年から平成15年にかけて実施した改造工事の際に、原子炉運転時間61,000時間を経過した二次冷却系配管を切り出し、24箇所について各々4点(合計96箇所)の肉厚測定を実施している。その結果は、いずれの肉厚もJISにおける配管製作許容差の最小板厚を上回っていることを確認している。また、エルボ部についても、主中間熱交換器出入口の4箇所について、各々20点(合計80点)について測定を実施し、いずれの肉厚もJISにおけるエルボ製作許容差の最小板厚を十分満足していることなどを確認している。(資料3‐1、資料3‐2参照)（※下記参照）
　施設定期自主検査としては、原子冷却系統のうち、ナトリウムに接液する機器配管、温度計ウェル、ナトリウム液面計据付部、小口径配管分岐部について、ナトリウムの滞留、液滴等のナトリウム漏えい痕のないことなどを確認している。
　また、同機構は、今後、本年2月に改正された省令に基づく、原子炉施設の定期的な評価において、二次冷却系の健全性を確認していく予定であるとしている。
　当省は、同機構の施設定期自主検査、自主検査に係る手続きについて関係資料を参照しつつ、現場にて確認を行った。その結果、検査計画の立案、実施、結果の評価等は、同機構自らが実施していることを確認した。また、同機構が実施した配管の肉厚測定に関し、現場において、測定箇所等の確認を行った。
　以上のように、核燃料サイクル機構においては、MK‐3の改造工事の際に、主冷却系配管等の板厚測定が実施されていること、また、今後、本年2月に改正された省令に基づく、原子炉施設の定期的な評価に、二次冷却系の健全性の確保に関する事項を盛り込む予定であるとしていることから、同機構の取り組みは妥当なものであると考える。

5．当省の今後の対応

  当省としては、設置者の二次冷却系の健全性の確保に係る保安活動に関し、保安検査や運転管理を通じて、その取り組み状況を確認していくこととする。
　また、試験研究用原子炉施設については、運転開始から長期間運転を継続してきたものが増加していることを踏まえ、本年2月に省令改正を行い、施設の定期的な評価として、

  (1) 運転を開始した日から起算して10年を超えない期間毎に

   1． 施設における保安活動の実施状況の評価を行うこと

   2． 施設における保安活動への最新の技術的知見の反映状況を評価すること

  (2) 運転を開始した日から起算して30年を経過するまでに、

  1． 経年変化に関する技術的な評価を行うこと

  2． 1．の評価に基づき施設の保全のために実施すべき措置に関する10箇年の計画を策定すること

  などを保安のために講ずべき措置と位置付け、これを保安規定に記載すべき事項として規定したところであり、設置者の施設の健全性確保に係る保安活動に関し、保安検査において、その遵守状況を確認していくこととする。
　さらに、今後の試験研究用原子炉施設の二次冷却系配管の健全性の確保については、美浜発電所3号機の事故に対する原因究明及び再発防止策の検討状況を踏まえつつ、必要な対応を図っていくこととする。

別表

試験研究用原子炉施設の二次冷却系の主要な仕様について

※1：加圧水冷却設備
※2：補助冷却設備補助冷却系