原子力発電所機器のシール部からの漏えいに関する管理ガイドラインについて
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カテゴリ: 第3回
1.はじめに
合を想定し、どの程度の漏えいまで当該機器の機能を 維持できるか、また漏えいの評価手法としてどのよう 平成16年9月、日本保全学会「保全研究会」の傘なものが考えられるかについて検討した。 下に「漏えい事象評価研究分科会」(以下、本分科会 という。)が設置された[1]。本分科会では、設備機器 からの冷却材等の漏えい事象を対象に、合理性を有す る分かりやすい標準的な漏えい管理のルールを策定 し公表することを目的とした研究が行われ、「原子力 発電所機器のシール部からの漏えいに関する管理ガ イドライン」案を策定した。以下に、その検討内容に ついて述べる。密閉機能、経えい率2.漏えい事象管理ガイドラインの必要性配管や容器のような機器は、冷却材等の内包流体に 対する圧力障壁機能、すなわち当該機器に作用する荷 重に耐えようとする役割の「構造強度」機能と、内包 流体を外部に漏らさないようにする役割の「密閉」機 能という 2 つの機能を有している。日本機械学会の 「維持規格」[2]は「密閉性」を前提に「構造強度」 こ着目し、き裂等の欠陥がどの程度まで進展しても機 能(安全性)を維持できるかについて評価できる手法 を規定している。これに対し本分科会では「構造強度」 を前提に「密閉機能」が低下して漏えいが発生した場
ここで、原子力発電所でも多く使用されているポン プを例にとり、保全の内容について分析する。まず、 ポンプを健全に機能させるためには、例えばその構成 部品に対して寸法や隙間等の管理を適切に行う必要 がある。経年劣化が顕在化する以前の段階では、この ような保全を繰り返せば機器の機能を維持できるが、 各部位に想定される経年劣化が発生し進展すると、き 裂や漏えい、振動などの特定の症状が発生し、これに 商切に対処することが求められる。例えば、実際の発 電所の現場では、比較的発生頻度の高い事象として、 定検停止中では機器のひび割れや減肉、運転中では機 器からの漏えいが挙げられている。ここで、き裂や減Meiemeneesweener保全内容経年劣化の進行に、 よって現れる症状規格値:減資準き、12.1機器特前き袋、 扇校に関する 格者でないのが高い,Fig.2Objectives of maintenance (example of pump).肉については既に規格化がなされているのに対し、冷重要度の低い機器類からの漏えい事例が多く含まれ 却材等の漏えいについては、比較的発生頻度の高い事ており、情報自体も全て公開されていることから、 象であるにも係わらず、それに対処するための標準的 NUCIA が情報源として適切であると考えられる。 なルールが決められていない。そのため、一般社会へ この事例調査から、シール部からの漏えい事例が最 の説明が容易でない場合がある。たとえ僅かな漏えい も多いこと(Fig.3)、また、過去に経験した漏えい事 であっても、発電所の安全性に関係なく社会的な関心例の約8割は、水と水蒸気であることが分かった。そ を集め、マスコミ等に大きく取りあげられる傾向があ こで、運転中および停止中における容器、配管、ポン るので、これを解決するには、漏えいに対する安全確プ、弁のシール部から水(海水を含む)、または水蒸 保の考え方や、漏えいにどのように対処すべきかを判 気が漏えいする事象を優先的に検討する必要がある 断する基準を明確にし、公表することが必要であり、 との判断に至った。 そのニーズは高いと考えられる。3. 本ガイドライン案の特色 3.1 対象とする漏えいの種類 ,漏えい管理ガイドラインの策定検討を行うにあた り、まず NUCIA(原子力発電情報公開ライブラリー) を活用し、過去 10 年間に国内原子力発電所で経験し た耐圧機器からの漏えい事象全ての調査を行った(但 し、燃料リーク事象は除外した)。NUCIA には、法令 に基づく報告事例以外に2次系や周辺機器等、比較的10件ロシール部からの漏えい0.06體劣化事象ロヒューマンエラー0.63Fig.3Cause of leakage.45発生した漏えいについては、全て既存の漏えい検知 系や巡視点検等により適切に検知、発見され、プラン ト停止等の対応が取られていたため(Fig.4)、新たな 漏えい検出装置等の設置や巡視点検等の改善を実施 する必要はないと考えられる。1 件のみ INES(国際 原子力事象評価尺度)の評価レベルが、深層防護の劣 化 (運転制限範囲の逸脱)であるレベル1となる事例 があったが、本件も「警報の発生」により発見され、36件 23%員の巡視点検 保修員の現場確認。 日常点検作業中■警報の発報ロ運転パラメータの変動Fig.4Leak detection method.口運転員の巡視点検 保修員の現場確認 日常点検作業中■警報の発報口運転パラメータの変動1漏えい検知, 発見3許容漏えい率Qの安全率⇒安全率3の妥当性 3最大浦えい率の算定に用いる流量係数⇒1.02潟えい状況の確認事前確認評価3許容漏えい率Q.最大漏えい率Qmaxの評価,設定判定YES 大瀬えい率が、NO 一く許容漏えい率以下か?>--Qmax San6簡易漏えい率測定評価法 *滴下水体積⇒算定値 0.3cc →規格採用値 1.0cc *連続落下水⇒落下水太さ測定位置の妥当性5定期的な講えい率の測定 (簡易測定方法は、測定頻度:1回/日)簡易開定6漏えい発見後、速やかに 一度漏えい率を測定簡易測定 | 判定(1判定基準 Q1/Q220*目安としての20の妥当性判定YES1下記を満たすか?Q.10220 (注)詳細測定方法でもよい。NO8漏えい率実績データに基づく将来予測手法 *漏えい率データ点数と時間(5点/4~5時間)の妥当性 *近似法の指定要す測定詳細測定8計画的な漏えい率の測定と将来予測(詳細測定方法)YES3判定基準 09/0210thる2週間 *目安としての10の妥当性 *目安としての2週間の妥当性次回漏えい率測定時において、 <十分な安全率と時間的余裕があるか?/0210&t全2週間判定YESNO @暫定補修を 実施するか?一NO鑑NO修理1暫定補修の実施」2取替等の実施Fig.5Leakage management process flow.その後は通常の手順に従って対処されたことから、漏 えいの検知・発見の面からは問題ないと判断した。3.2 対象とする範囲 - 過去の事例を使用環境等の観点から分析したとこ ろ、漏えいの発生した機器は、その安全重要度や使用 条件(温度、圧力)が広範囲に亘っており、ある基準 でガイドラインの適用範囲を限定する必要性や安全 重要度等で差別化する理由は特にないと考えられる。 また、現行法令では、原子炉冷却材圧力バウンダリ機 器(クラス1機器)では漏えいの発生を許容していな いが、その他の機器については漏えいの発生を排除し ていない。このため、原子炉冷却材圧力バウンダリに 属する機器以外の機器を本ガイドラインの対象とし、 軽水型原子力発電所の使用条件全般に適用できるよ うにすることが妥当であると考えた。 1. 高温高圧の水および水蒸気を内包する機器を取り 扱う場合、労働安全上の管理にも注意をはらう必要が46ある。前述の通り、漏えいの発生している機器の使用 条件は広範囲に亘るため、その危険の度合は一様でな く、漏えいのケースによって各々異なる。従って、そ うした管理を一律に規定することは困難であるため、 労働安全に関する事項は本ガイドラインの使用者の 責任で判断する規定とした。同様に、漏えいが発生し た際の電気品等の周辺機器に対する影響についても、 本ガイドラインの使用者の責任で判断する規定とし た。これは、漏えい事象は一様でなく各々状況が異な るため、ガイドライン上でそれらを一律に規定するこ とは難しく、またこのように規定しても使用者の責任 で判断できるケースは比較的多いと判断したためで ある。3.3 漏えい事象への対応 - 漏えいを検知、発見した際の対応方法の明確化を目 的として、「漏えい発見」から「対応措置」へ至るま での手順について漏えい事象の進展に沿った検討を 進めた結果、Fig.5 に示す漏えい管理のプロセスを考 案した。本ガイドラインは、この管理フローを成文化 したものである。 - 本ガイドラインでは全ての漏えい事象について一 律の対応をとるのではなく、漏えいの発生部位につい て最大漏えい率 Qmax と許容漏えい率 QA を設定し (Fig.5 3)、その大小関係により対応方法を選択する 規定とした (Fig.5 4)。一般に、密閉機能を担うパッ キン類が劣化して漏えいが発生し徐々に増加しても、 パッキンが完全に無くなった状態での漏えい率まで 増加する可能性はあるが、それ以上増加することはな い。従って、その状態での漏えい率 QamasとQAの関係 を把握することにより、漏えい事象への効果的かつ効 率的な対応が可能となると考えられる。また、漏えい 率の測定方法として、漏えい率を定量的に把握する手 法(以下、詳細測定方法; Fig.5 8)以外に、目視に て大まかに漏えい率を把握する手法(以下、簡易測定 方法; Fig.5 5)も取り入れている。それら測定法の 詳細については後述するが、測定により得られる漏え い率QがQA/Q>20 を満たす限りは、基本的に簡易測 定方法にて対応できる規定とした (Fig.5 1)。 簡易測 定方法から詳細測定方法へと移行するしきい値を QA/Q=20 としているのは、漏えい率は全体として 徐々に変化する場合が多く、また許容漏えい率のに 対して現時点での漏えい率 Q が十分低い場合は、基本的に漏えい率を評価する必要はないと判断したた めである。ここではその目安として保守的に 20 を選 択しているが、今後、本ガイドラインの実運用を通じ て、必要に応じその数値を見直していくことも必要で ある。 次に、最大漏えい率 Qmax は下式で表される。[3] Qmax = Co. r Amax.v_ (1)CQ: 流量係数: 流体の比重量 Amax:シール部の最大隙間面積(開口面積)v : 内包流体の漏えい流速 許容漏えい率 QAは、個々の漏えい事象について漏 えい箇所の条件(運転圧力・温度、耐圧部材の材質、 構造、寸法等)が異なるため、個々に評価する必要が ある。本ガイドラインでは発生した漏えいを適切に管 理するため、(2)式で求まる漏えい発生箇所の限界漏 えい率 Qcに、十分な余裕を考慮した安全率を設定し てQAを定め、常に漏えい率がそれ以下となるよう管 理する規定とした(Fig.6)。ここで選択した安全率3 についても、今後、本ガイドラインの実運用を通じて、 必要に応じその数値を見直していくことが必要であ る。 Qc = MIN {Qs, Qp}_ 2) Qs: 当該系統が有する流体輸送能力の余裕 Q:ドレン処理可能流量 QA = Q/SFSF: 安全率(本ガイドラインでは 3)134漏えい率の評価と運転継続可否の判断 ・ 前述の通り、本ガイドラインでは漏えい率を評価す るための手法として、「簡易測定方法」と「詳細測定 「方法」の二つを規定している。簡易測定方法とは、目視にて滴下頻度を測定し漏え い率を評価、あるいは連続滴下の場合はその太さを測 一定し漏えい率を評価するものである。前述の通り、この漏えい率が 9/20 以下であることをその都度確認 する規定としている。 1漏えいしている流体が水の場合(漏えい水温が 100°C未満の場合) a)漏えい水が滴下している場合(漏えい水が 吹き出している状態でなく、機器等を伝わって47漏えい率の実測においては、当該系統、機器の機能 を維持できることを確実にするために必要な測定精 度を有する必要がある。また、漏えい率の将来予測の ために取得すべきデータの個数や評価に用いる多項 式の次数、外挿評価期間など考慮しなければならない 事項も挙げられる。しかし、本ガイドラインでは許容 漏えい率の設定にあたって十分な余裕を考慮して安 全率を設定し、また漏えい率の測定においても、許容 漏えい率に達するまでの時間余裕 t を考慮するこ とで十分な保守性を確保しているため、このような事 項は考慮しなくてもよいと判断した。ただし、運転継 続可否の判定の目安である QA/Q>10 や t裕之2週 間 において過度な保守性が確保されていないか等、 今後、本ガイドラインの実運用を通じて、必要に応じ その数値を見直していくことが必要である。機能喪失限界漏えい率wood安全率3_許容漏えい率●実測値漏えい率Q:次回漏えい率確認時点までの漏えい率増加量「漏えい率」増加Q:漏えい率測定値。運転時間今回漏えい率確認時点次回漏えい率確認時点Fig.6A method to determine the next timingof leak measurement.4.結言(1) 日本保全学会の漏えい事象評価研究分科会は、 原子力発電所で発生する漏えい事象に対応する ための標準的な技術指針として「原子力発電所機 器のシール部からの漏えいに関する管理ガイドライン」案を策定した。 (2) 今後は同研究分科会において、漏えい率評価の 各段階(許容漏えい率までの時間余裕、許容漏え い率の設定における安全率、簡易測定方法) にお いて過度な保守性が含まれていないか等につい て分析評価する予定である。落下している場合)、目視等で漏えい水の滴下 頻度(f)を測定し、下式を用いて漏えい率 Q液体を求める。Q 体 = 1.0 [cc/滴]× f [滴/秒] (4) b) 漏えい水が連続して滴下している場合(漏え い水が吹き出している状態でなく、機器等を伝 わって落下している場合)、写真撮影等により 漏えい水の直径(D)を測定し、下式を用いて 漏えい率を求める。 Q = X [cc/秒/mm×D2 [mm]] (5)x:定数(=6.5)D:漏えい水の直径 2漏えいしている流体が水蒸気の場合(漏えい水温 が 100°C以上の場合)水蒸気が漏えいする場合、その一部が凝縮して 滴下するのでその滴下水に着目し、上記1の方法 に従ってその漏えい率Qを求め、そのQを 下式に代入して総漏えい率Q体+水蒸気を求める。 a)漏えい水の温度が漏えい発生部位の運転パラ メータ等より特定できる場合は下式によって 総漏えい率を求める。540 | 液体+水蒸気 1× Q体 (6)T:漏えい水の温度(°C] b) 漏えい水の温度が特定できない場合、保守的 に下式を用い総漏えい率を求める。 Q体+水蒸気=2.0×Q 被体(7) 詳細測定方法とは、例えば漏えい部位をビニール袋 等で覆い、漏えい水および水蒸気を一定時間集めてそ の量を計測し、漏えい率を定量的に測定する方法であ る。本ガイドラインでは、簡易測定方法から詳細測定 方法へ移行した後は、実測ベースで多項式近似を行い ながら漏えい率の進展を予測し、それに基づき次回の 漏えい率測定を計画するという実際的なアプローチ をとる。またその後の運転継続の可否については、 Q4/Q≧10かつt≧2週間 という条件を満たすか否 かで判断する規定とした(Fig.5 )。ここで、Q. は 次回漏えい率確認時における漏えい率(予測値)、 t は漏えい率が許容漏えい率に達するまでの時間 余裕を表す。これは、次回確認時での漏えい率予測値 が許容漏えい率に比べ十分小さく、かつ漏えい率の評 価に要する時間等も勘案しQAに到達するまでの時間 余裕を十分に確保する必要があるとの考えに基づき 設定されたものである。参考文献[1] 漏えい事象評価研究分科会、“漏えい事象評価研究分科会の活動状況”、保全学、Vol.4,No.2、2005、pp.19-24. [2] (社)日本機械学会、発電用原子力設備規格 維持規格、2002 年改訂版. [3] 林田貴一、青木孝行、“漏えい事象の評価手法に関する検討”、日本保全学会 第2回学術講演会 要旨集.49“ “原子力発電所機器のシール部からの漏えいに関する管理ガイドラインについて“ “林田 貴一,Kiichi HAYASHIDA,関村 直人,Naoto SEKIMURA,出町 和之,Kazuyuki DEMACHI,青木 孝行,Takayuki AOKI
合を想定し、どの程度の漏えいまで当該機器の機能を 維持できるか、また漏えいの評価手法としてどのよう 平成16年9月、日本保全学会「保全研究会」の傘なものが考えられるかについて検討した。 下に「漏えい事象評価研究分科会」(以下、本分科会 という。)が設置された[1]。本分科会では、設備機器 からの冷却材等の漏えい事象を対象に、合理性を有す る分かりやすい標準的な漏えい管理のルールを策定 し公表することを目的とした研究が行われ、「原子力 発電所機器のシール部からの漏えいに関する管理ガ イドライン」案を策定した。以下に、その検討内容に ついて述べる。密閉機能、経えい率2.漏えい事象管理ガイドラインの必要性配管や容器のような機器は、冷却材等の内包流体に 対する圧力障壁機能、すなわち当該機器に作用する荷 重に耐えようとする役割の「構造強度」機能と、内包 流体を外部に漏らさないようにする役割の「密閉」機 能という 2 つの機能を有している。日本機械学会の 「維持規格」[2]は「密閉性」を前提に「構造強度」 こ着目し、き裂等の欠陥がどの程度まで進展しても機 能(安全性)を維持できるかについて評価できる手法 を規定している。これに対し本分科会では「構造強度」 を前提に「密閉機能」が低下して漏えいが発生した場
ここで、原子力発電所でも多く使用されているポン プを例にとり、保全の内容について分析する。まず、 ポンプを健全に機能させるためには、例えばその構成 部品に対して寸法や隙間等の管理を適切に行う必要 がある。経年劣化が顕在化する以前の段階では、この ような保全を繰り返せば機器の機能を維持できるが、 各部位に想定される経年劣化が発生し進展すると、き 裂や漏えい、振動などの特定の症状が発生し、これに 商切に対処することが求められる。例えば、実際の発 電所の現場では、比較的発生頻度の高い事象として、 定検停止中では機器のひび割れや減肉、運転中では機 器からの漏えいが挙げられている。ここで、き裂や減Meiemeneesweener保全内容経年劣化の進行に、 よって現れる症状規格値:減資準き、12.1機器特前き袋、 扇校に関する 格者でないのが高い,Fig.2Objectives of maintenance (example of pump).肉については既に規格化がなされているのに対し、冷重要度の低い機器類からの漏えい事例が多く含まれ 却材等の漏えいについては、比較的発生頻度の高い事ており、情報自体も全て公開されていることから、 象であるにも係わらず、それに対処するための標準的 NUCIA が情報源として適切であると考えられる。 なルールが決められていない。そのため、一般社会へ この事例調査から、シール部からの漏えい事例が最 の説明が容易でない場合がある。たとえ僅かな漏えい も多いこと(Fig.3)、また、過去に経験した漏えい事 であっても、発電所の安全性に関係なく社会的な関心例の約8割は、水と水蒸気であることが分かった。そ を集め、マスコミ等に大きく取りあげられる傾向があ こで、運転中および停止中における容器、配管、ポン るので、これを解決するには、漏えいに対する安全確プ、弁のシール部から水(海水を含む)、または水蒸 保の考え方や、漏えいにどのように対処すべきかを判 気が漏えいする事象を優先的に検討する必要がある 断する基準を明確にし、公表することが必要であり、 との判断に至った。 そのニーズは高いと考えられる。3. 本ガイドライン案の特色 3.1 対象とする漏えいの種類 ,漏えい管理ガイドラインの策定検討を行うにあた り、まず NUCIA(原子力発電情報公開ライブラリー) を活用し、過去 10 年間に国内原子力発電所で経験し た耐圧機器からの漏えい事象全ての調査を行った(但 し、燃料リーク事象は除外した)。NUCIA には、法令 に基づく報告事例以外に2次系や周辺機器等、比較的10件ロシール部からの漏えい0.06體劣化事象ロヒューマンエラー0.63Fig.3Cause of leakage.45発生した漏えいについては、全て既存の漏えい検知 系や巡視点検等により適切に検知、発見され、プラン ト停止等の対応が取られていたため(Fig.4)、新たな 漏えい検出装置等の設置や巡視点検等の改善を実施 する必要はないと考えられる。1 件のみ INES(国際 原子力事象評価尺度)の評価レベルが、深層防護の劣 化 (運転制限範囲の逸脱)であるレベル1となる事例 があったが、本件も「警報の発生」により発見され、36件 23%員の巡視点検 保修員の現場確認。 日常点検作業中■警報の発報ロ運転パラメータの変動Fig.4Leak detection method.口運転員の巡視点検 保修員の現場確認 日常点検作業中■警報の発報口運転パラメータの変動1漏えい検知, 発見3許容漏えい率Qの安全率⇒安全率3の妥当性 3最大浦えい率の算定に用いる流量係数⇒1.02潟えい状況の確認事前確認評価3許容漏えい率Q.最大漏えい率Qmaxの評価,設定判定YES 大瀬えい率が、NO 一く許容漏えい率以下か?>--Qmax San6簡易漏えい率測定評価法 *滴下水体積⇒算定値 0.3cc →規格採用値 1.0cc *連続落下水⇒落下水太さ測定位置の妥当性5定期的な講えい率の測定 (簡易測定方法は、測定頻度:1回/日)簡易開定6漏えい発見後、速やかに 一度漏えい率を測定簡易測定 | 判定(1判定基準 Q1/Q220*目安としての20の妥当性判定YES1下記を満たすか?Q.10220 (注)詳細測定方法でもよい。NO8漏えい率実績データに基づく将来予測手法 *漏えい率データ点数と時間(5点/4~5時間)の妥当性 *近似法の指定要す測定詳細測定8計画的な漏えい率の測定と将来予測(詳細測定方法)YES3判定基準 09/0210thる2週間 *目安としての10の妥当性 *目安としての2週間の妥当性次回漏えい率測定時において、 <十分な安全率と時間的余裕があるか?/0210&t全2週間判定YESNO @暫定補修を 実施するか?一NO鑑NO修理1暫定補修の実施」2取替等の実施Fig.5Leakage management process flow.その後は通常の手順に従って対処されたことから、漏 えいの検知・発見の面からは問題ないと判断した。3.2 対象とする範囲 - 過去の事例を使用環境等の観点から分析したとこ ろ、漏えいの発生した機器は、その安全重要度や使用 条件(温度、圧力)が広範囲に亘っており、ある基準 でガイドラインの適用範囲を限定する必要性や安全 重要度等で差別化する理由は特にないと考えられる。 また、現行法令では、原子炉冷却材圧力バウンダリ機 器(クラス1機器)では漏えいの発生を許容していな いが、その他の機器については漏えいの発生を排除し ていない。このため、原子炉冷却材圧力バウンダリに 属する機器以外の機器を本ガイドラインの対象とし、 軽水型原子力発電所の使用条件全般に適用できるよ うにすることが妥当であると考えた。 1. 高温高圧の水および水蒸気を内包する機器を取り 扱う場合、労働安全上の管理にも注意をはらう必要が46ある。前述の通り、漏えいの発生している機器の使用 条件は広範囲に亘るため、その危険の度合は一様でな く、漏えいのケースによって各々異なる。従って、そ うした管理を一律に規定することは困難であるため、 労働安全に関する事項は本ガイドラインの使用者の 責任で判断する規定とした。同様に、漏えいが発生し た際の電気品等の周辺機器に対する影響についても、 本ガイドラインの使用者の責任で判断する規定とし た。これは、漏えい事象は一様でなく各々状況が異な るため、ガイドライン上でそれらを一律に規定するこ とは難しく、またこのように規定しても使用者の責任 で判断できるケースは比較的多いと判断したためで ある。3.3 漏えい事象への対応 - 漏えいを検知、発見した際の対応方法の明確化を目 的として、「漏えい発見」から「対応措置」へ至るま での手順について漏えい事象の進展に沿った検討を 進めた結果、Fig.5 に示す漏えい管理のプロセスを考 案した。本ガイドラインは、この管理フローを成文化 したものである。 - 本ガイドラインでは全ての漏えい事象について一 律の対応をとるのではなく、漏えいの発生部位につい て最大漏えい率 Qmax と許容漏えい率 QA を設定し (Fig.5 3)、その大小関係により対応方法を選択する 規定とした (Fig.5 4)。一般に、密閉機能を担うパッ キン類が劣化して漏えいが発生し徐々に増加しても、 パッキンが完全に無くなった状態での漏えい率まで 増加する可能性はあるが、それ以上増加することはな い。従って、その状態での漏えい率 QamasとQAの関係 を把握することにより、漏えい事象への効果的かつ効 率的な対応が可能となると考えられる。また、漏えい 率の測定方法として、漏えい率を定量的に把握する手 法(以下、詳細測定方法; Fig.5 8)以外に、目視に て大まかに漏えい率を把握する手法(以下、簡易測定 方法; Fig.5 5)も取り入れている。それら測定法の 詳細については後述するが、測定により得られる漏え い率QがQA/Q>20 を満たす限りは、基本的に簡易測 定方法にて対応できる規定とした (Fig.5 1)。 簡易測 定方法から詳細測定方法へと移行するしきい値を QA/Q=20 としているのは、漏えい率は全体として 徐々に変化する場合が多く、また許容漏えい率のに 対して現時点での漏えい率 Q が十分低い場合は、基本的に漏えい率を評価する必要はないと判断したた めである。ここではその目安として保守的に 20 を選 択しているが、今後、本ガイドラインの実運用を通じ て、必要に応じその数値を見直していくことも必要で ある。 次に、最大漏えい率 Qmax は下式で表される。[3] Qmax = Co. r Amax.v_ (1)CQ: 流量係数: 流体の比重量 Amax:シール部の最大隙間面積(開口面積)v : 内包流体の漏えい流速 許容漏えい率 QAは、個々の漏えい事象について漏 えい箇所の条件(運転圧力・温度、耐圧部材の材質、 構造、寸法等)が異なるため、個々に評価する必要が ある。本ガイドラインでは発生した漏えいを適切に管 理するため、(2)式で求まる漏えい発生箇所の限界漏 えい率 Qcに、十分な余裕を考慮した安全率を設定し てQAを定め、常に漏えい率がそれ以下となるよう管 理する規定とした(Fig.6)。ここで選択した安全率3 についても、今後、本ガイドラインの実運用を通じて、 必要に応じその数値を見直していくことが必要であ る。 Qc = MIN {Qs, Qp}_ 2) Qs: 当該系統が有する流体輸送能力の余裕 Q:ドレン処理可能流量 QA = Q/SFSF: 安全率(本ガイドラインでは 3)134漏えい率の評価と運転継続可否の判断 ・ 前述の通り、本ガイドラインでは漏えい率を評価す るための手法として、「簡易測定方法」と「詳細測定 「方法」の二つを規定している。簡易測定方法とは、目視にて滴下頻度を測定し漏え い率を評価、あるいは連続滴下の場合はその太さを測 一定し漏えい率を評価するものである。前述の通り、この漏えい率が 9/20 以下であることをその都度確認 する規定としている。 1漏えいしている流体が水の場合(漏えい水温が 100°C未満の場合) a)漏えい水が滴下している場合(漏えい水が 吹き出している状態でなく、機器等を伝わって47漏えい率の実測においては、当該系統、機器の機能 を維持できることを確実にするために必要な測定精 度を有する必要がある。また、漏えい率の将来予測の ために取得すべきデータの個数や評価に用いる多項 式の次数、外挿評価期間など考慮しなければならない 事項も挙げられる。しかし、本ガイドラインでは許容 漏えい率の設定にあたって十分な余裕を考慮して安 全率を設定し、また漏えい率の測定においても、許容 漏えい率に達するまでの時間余裕 t を考慮するこ とで十分な保守性を確保しているため、このような事 項は考慮しなくてもよいと判断した。ただし、運転継 続可否の判定の目安である QA/Q>10 や t裕之2週 間 において過度な保守性が確保されていないか等、 今後、本ガイドラインの実運用を通じて、必要に応じ その数値を見直していくことが必要である。機能喪失限界漏えい率wood安全率3_許容漏えい率●実測値漏えい率Q:次回漏えい率確認時点までの漏えい率増加量「漏えい率」増加Q:漏えい率測定値。運転時間今回漏えい率確認時点次回漏えい率確認時点Fig.6A method to determine the next timingof leak measurement.4.結言(1) 日本保全学会の漏えい事象評価研究分科会は、 原子力発電所で発生する漏えい事象に対応する ための標準的な技術指針として「原子力発電所機 器のシール部からの漏えいに関する管理ガイドライン」案を策定した。 (2) 今後は同研究分科会において、漏えい率評価の 各段階(許容漏えい率までの時間余裕、許容漏え い率の設定における安全率、簡易測定方法) にお いて過度な保守性が含まれていないか等につい て分析評価する予定である。落下している場合)、目視等で漏えい水の滴下 頻度(f)を測定し、下式を用いて漏えい率 Q液体を求める。Q 体 = 1.0 [cc/滴]× f [滴/秒] (4) b) 漏えい水が連続して滴下している場合(漏え い水が吹き出している状態でなく、機器等を伝 わって落下している場合)、写真撮影等により 漏えい水の直径(D)を測定し、下式を用いて 漏えい率を求める。 Q = X [cc/秒/mm×D2 [mm]] (5)x:定数(=6.5)D:漏えい水の直径 2漏えいしている流体が水蒸気の場合(漏えい水温 が 100°C以上の場合)水蒸気が漏えいする場合、その一部が凝縮して 滴下するのでその滴下水に着目し、上記1の方法 に従ってその漏えい率Qを求め、そのQを 下式に代入して総漏えい率Q体+水蒸気を求める。 a)漏えい水の温度が漏えい発生部位の運転パラ メータ等より特定できる場合は下式によって 総漏えい率を求める。540 | 液体+水蒸気 1× Q体 (6)T:漏えい水の温度(°C] b) 漏えい水の温度が特定できない場合、保守的 に下式を用い総漏えい率を求める。 Q体+水蒸気=2.0×Q 被体(7) 詳細測定方法とは、例えば漏えい部位をビニール袋 等で覆い、漏えい水および水蒸気を一定時間集めてそ の量を計測し、漏えい率を定量的に測定する方法であ る。本ガイドラインでは、簡易測定方法から詳細測定 方法へ移行した後は、実測ベースで多項式近似を行い ながら漏えい率の進展を予測し、それに基づき次回の 漏えい率測定を計画するという実際的なアプローチ をとる。またその後の運転継続の可否については、 Q4/Q≧10かつt≧2週間 という条件を満たすか否 かで判断する規定とした(Fig.5 )。ここで、Q. は 次回漏えい率確認時における漏えい率(予測値)、 t は漏えい率が許容漏えい率に達するまでの時間 余裕を表す。これは、次回確認時での漏えい率予測値 が許容漏えい率に比べ十分小さく、かつ漏えい率の評 価に要する時間等も勘案しQAに到達するまでの時間 余裕を十分に確保する必要があるとの考えに基づき 設定されたものである。参考文献[1] 漏えい事象評価研究分科会、“漏えい事象評価研究分科会の活動状況”、保全学、Vol.4,No.2、2005、pp.19-24. [2] (社)日本機械学会、発電用原子力設備規格 維持規格、2002 年改訂版. [3] 林田貴一、青木孝行、“漏えい事象の評価手法に関する検討”、日本保全学会 第2回学術講演会 要旨集.49“ “原子力発電所機器のシール部からの漏えいに関する管理ガイドラインについて“ “林田 貴一,Kiichi HAYASHIDA,関村 直人,Naoto SEKIMURA,出町 和之,Kazuyuki DEMACHI,青木 孝行,Takayuki AOKI