浜岡3 号機設備の点検間隔の延長に係る技術評価の概要について
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カテゴリ: 第6回
1. 緒言
- 平成 21 年4月以降定期検査を開始するプラントか ら新検査制度が適用となり,保全計画の届出が必要と なった。浜岡原子力発電所3号機の保全計画において は, これまで定期検査毎に実施している機器について, 点検の実施頻度を今回改めて評価した。その結果,原 子炉を停止して実施する必要がある点検の最短の間隔 を,調整運転期間等を考慮して 24 ヶ月以上と評価し, 第 16 保全サイクルの保全計画に詳細な技術評価を添 付した。なお,一部の定期事業者検査では,18 ヶ月未満の期 間で技術基準適合性を確認することとしているため,第 16 保全サイクルの定期検査の間隔は,従前通り 13 一ヶ月となる。ここでは,詳細な技術評価の概要について述べる。2. 技術評価の概要2.1 機器の分類詳細な技術評価対象機器を選定するため,定期検査 毎に点検を実施している機器を対象に,以下の手順に 従い, 機器の分類を行った。評価対象機器に対しては, 外観点検や分解点検といった複数の点検がそれぞれ異 なる頻度で実施されていることから,機器毎にそれぞれの点検項目を抽出および整理し,以下のとおりに分 類した。なお,以下の(1)(2)については、分類の 考え方を示しているものであり,分類作業の順序を必 ずしも示しているものではない。(1)性能維持のための措置を実施しない点検の分類 の実施(分類 1)(316機器/731 機器) 一目視点検,弁作動試験,運転試験(運転状態確認), 漏えい試験,絶縁抵抗測定などの調整行為や性能維持 のための措置を実施しない点検は,原子炉を停止して 実施する必要がある点検の実施頻度の設定には,影響 しないことから,詳細な技術評価の対象外とした。こ こで,調整行為や性能維持のための措置を実施しない 点検の中には,それぞれの設備が有する劣化事象を念 頭に実施しているもの(目視検査や非破壊検査など) が含まれるが,これらの点検においては,現状,定期 検査毎に顕著に劣化が進展していないことを確認して いる。また、定期検査毎に,性能維持のための措置が 実施されていないこと,及び,その点検が着目する劣 化進展が 2 サイクル程度では設備に影響を与えないこ とを確認している。(2)原子炉を停止して実施する必要がある点検の実 施頻度の設定において考慮不要な点検の分類の実施 (分類 2) (237 機器/731 機器)
* 本項に分類される機器については、運転中に点検, 補修等が可能であることから,点検、補修等のために 原子炉を停止する必要のないことを確認しているため 対象外とした。 - 以下に,本分類とする点検の例を示す。 a. 原子炉の運転中においてその機能または性能について技術基準に適合するための措置がなされるも の(保安規定における運転上の制限に該当するものは除く) a-1 予備機または代替手段があり原子炉の運転中に点検が可能であるもの | 制御棒駆動水ポンプ,ほう酸水注入ポンプ, 制御| 用空気圧縮機等 a-2 原子炉の運転時において補修, 取替え等の措置が可能なもの | 原子炉機器冷却海水渦流ストレーナ等| (点検のためのバイパスラインがあるため) J 2-6 原子炉の定格出力運転時において使用しないもの| 排ガスブロワ等(3)詳細な技術評価を実施する対象機器選定の実施 (分類 3) (178 機器/731 機器)上記(1)(2)の何れにも属さない機器について, 定期検査の都度,性能維持のための措置を伴う点検項 目のうち, 定期検査時の作業に伴い実施する点検項目, または,起動前確認として念のため実施する点検項目 については,原子炉を停止して実施する必要がある点 検の実施頻度の設定には,影響しないため詳細な技術 評価の対象外とした。 - 例) ドライウェル低電導度廃液サンプ槽の点検等(定 期点検中の作業に伴い発生した水を抜き,起動に向け て清掃するため) (3 機器)* 以上により抽出された 175 機器に対して原子炉を停 止して実施する必要がある点検の間隔を評価した。な お,技術評価書の作成に際しては機器数も多いことか ら同種機器をグループ化するなど,合理的に作成し, 31 の評価書にまとめた。過去のトラブル実績および是正状況の確2.2 過去のトラブル実績および是正状況の確 1.その他,偶発(1) 確認方法(2)確認結果 10年間のトラブル実績のうち,時間依存性のある劣1国内情報化事象の発生の有無を確認し,発生している場合には 是正処置が適切に行われていることを確認した。また, トラブル発生時の不適合管理および是正処置の仕組み が構築されていることを確認した。本ステップで確認する過去のトラブル実績としては, 国内情報は原子力施設情報公開ライブラリー「ニュー シア」の法令報告事象を,海外の運転経験は NRC(米 国原子力規制委員会; Nuclear Regulatory Commission) の Bulletin, Generic Letter を対象とし,同種機器にかか る時間依存性の有無について確認した。ここで,機器 の抽出にあたっては、炉型によらず同種のものは抽出 した。なお,後述する 2.3 の詳細な技術評価が必要な部位 の抽出においては,これらの過去のトラブル事例に加 え,国内情報は「ニューシア」の保全品質情報,海外 の運転経験は, NRC の Information Notice も対象として, 過去 10 年間の同種機器に係る時間依存性のある劣化 事象も確認の上,評価を実施した。 1 事象の識別にあたり,以下の事象については,時間 依存性の無い事象として整理した。 1設備/機器に直接関わらない事象 a. 労働災害(放射性物質による汚染を含む) b. その他,設備/機器に直接関わらない事象 2原因が明らかに外部要因による事象 a. 自然現象(雷,地震,台風、高潮,設備に関わらない火災等) b. その他,外部要因に係わる事象 3原因が明らかに人的過誤による事象 a. 設計・製作不良(主に建設・改造工事によるもの)に係わる事象 b. 保守・施工不良(主に保守・補修作業によるもの)に係わる事象 c. 運転・操作不良(プラント監視・判断,機器操作によるもの)に係わる事象 d. その他,人的過誤に係わる事象 の原因が明らかに人的過誤以外の偶発的要因による事a.電気計装品の静的素子の偶発的故障事象 b.異物混入による事象 c.その他,偶発的要因に係わる事象98、10 年間のニューシア情報 1,360 件のうち技術評価書 反映要のものは 20 件であり原子炉再循環ポンプ復水 器,原子炉圧力容器等の詳細な技術評価に反映した。 2海外事象10 EMIX1Tante Bulletin : 1114, Generic Letter : 18 件のうち技術評価書反映要のものは3件であり原子 炉圧力容器の詳細な技術評価に反映した。2.3 詳細な技術評価が必要な部位の抽出 (1) 各部位に対して想定される経時的な劣化メカニ ズムの整理、原子力プラントの高経年化技術評価を踏まえ,原子 力学会標準として制定された経年劣化まとめ表に基づ き,事業者の保全内容を決定していく上で有用な情報 を取り込み、現状保全項目を追加した劣化メカニズム 整理表(電事連版)が作成されている。よって,劣化 メカニズム整理表(電事連版)を浜岡の機器仕様に合 致するよう修正し,劣化メカズム整理表(浜岡版)を 作成した。この劣化メカズム整理表(浜岡版)に基づ き,保全結果,評価内容,周期延長の妥当性を加え, 保全内容決定表を作成し,各部位に対して想定される 経時的な劣化メカニズムの整理を行った。(2)詳細な技術評価が必要な部位の抽出 経時的な劣化事象に着目し抽出された主要部位のう ち,まず,定期検査の都度,点検を実施するに当たっ ての点検のポイントについて,現状の運転サイクルで ある 13 ヶ月を基準に, 2 サイクルに相当する 26 ヶ月 での点検の実施頻度を想定した現状保全の整理を実施 し,あわせて当該設備の過去の点検実績の妥当性を確 認した。以上の整理および確認を踏まえ,性能維持のための 措置を伴う点検項目を,フローに従い実施頻度の設定 において詳細な技術評価が必要となる部位として抽出 を行った。なお,実施頻度の設定において詳細な技術評価が必 要となる部位以外の点検の間隔については,現状の点 検の間隔と評価後の最短の間隔を照合して,当面の点 検の間隔を記載するものである。これらの点検については,実施頻度の設定において 詳細な技術評価が必要となる部位の評価後の最短の間 隔において,点検の間隔を決定するための主要部位に なるもの,そうでないものが混在するため,今後は点検の間隔を適宜評価し,改善していく部位の抽出フロー分類3の点検または検査を含む機 器における点検の対象部位技術評価対象外の部位 (部位の点検等の実施頻度が2サイクル(26ヶ月相 当)以上の場合は、原子炉を停止して実施する必要 がある点検の実施頻度の設定を現状の頻度から延 長する場合において技術評価対象とならない)YES点検の間隔が現状で、 2サイクル(26ヶ月相当)以上である部位NO*過去の点検実績から着な劣化が確認されていない部位、設計上2サイク ル以上の耐久性が確認されている部位 * 2回を目的としたではないものガスケットなどの消耗品の取替えについても性状劣化による機能低下が 念される場合には実度の設定において詳細な技術評価が必要な部位とし て取り扱う短期(26ヶ月程度)では劣化事象がVES 顕在化しない(*1).または性能維持 のための措置を目的とした点検では ない部位(*2)NO(*3)実施頻度の設定において詳細な技術評価が必要 な部位(技術評価対象部位)実施頻度の設定において詳細技術評価が不要な部 位(技術評価対象部位の点検等の実施に合わせて点検する部位)2.4 詳細な技術評価 - 定期検査の都度行われている点検または検査のうち 定期事業者検査の対象機器について詳細な技術評価が 必要と判断した機器(代表 31 の評価)について,次の 4つの評価を適切に組み合わせて 26 ヶ月(24 ヶ月運 転+2 ヶ月の調整運転等)使用可能であることを評価 した。 1点検及び取替結果の評価 (31) 2劣化トレンドによる評価 (2) 3研究成果による評価 (4) 4類似機器等の使用実績による評価 (29) ( )内の数値は評価の数を表す(重複あり)(1)点検及び取替結果の評価 a.31 の評価全てについて実施 b. 31 の評価のうち 20 の評価(本格点検(機器を分 解,開放して行う点検)を実施している機器を中心 にデータ採取)について,点検手入れ前データも使 用して実施」 c. 点検手入れ前データについては,以下の4段階で 評価を実施した。 (取替部品の例) 状態コード |劣化の程度所定の機能を喪失し,取替が必要| 所定の機能喪失には至らなかったもの, 次回定 C2検までの期間を考慮すると,取替が必要 所定の機能を満足しているが,次回の分解点検 までの期間を考慮すると,取替が必要 所定の機能を満足しており,取替は不要C1C499!点検手入れ前データ採取記録確認結果:C4 主軸の点検を実施したところ左図の番号の箇 所に腐食が認められた。 軽微な腐食であり機能上問題なし。13.1確認結果:C2スリーブについては腐食が認められる為、 スリーブナット・スリーブカラー・パッキンスリーブ・ 中間スリーブ I・・IIIの取替を推奨します。過去3回分の点検結果を確認した結果、毎回の 取替は発生していないことから、26ヶ月の使用 は可能であると判断した。(2) 劣化トレンドによる評価 以下の2機器について評価を実施。 a. 原子炉冷却材再循環ポンプ電動機(潤滑油)原子炉冷却材再循環ポンプ電動機の潤滑油に含ま れる酸化防止剤の残存量について JIS 規格(JIS K2514)に定められている回転ボンベ式酸化安定度 試験を用いて傾向を確認している。回転ボンベ式酸化安定度は,酸化防止剤が無くな ると,酸化を抑制できなくなり急激に低下するが, 取替基準を満足する範囲内であれば運転時間に比例 して酸化安定度が低下する。26 ヶ月連続運転した場合であっても回転ボンベ 式酸化安定度は取替基準値を満足すると評価した。・中・回転ボンベ式酸化安定度(min)169外挿、118250 220・小・回転ボンベ式酸化安定度(min)169回転ボンベ式酸化安定度は, 酸化防止剤が無くなると、酸化 を抑制できなくなり、急激に低下 するが、取替基準を満足する範 囲内であれば運転時間に比例 して酸化安定度が低下する。外挿..118取養基準?※2C連続運転した場合であっ ても回転ボンベ式酸化安定 度は取替基準値を満足する と評価した。0ヶ月13ヶ月26ヶ月※軸受の潤滑油のメーカ取替推奨値を準用し た値であり、本値を下回るとすぐ潤滑油の性 能が劣化するわけではない。b. 計測制御系統設備 (ドリフト評価)計測制御系統設備のドリフト評価について「安全 保護系計器のドリフト評価指針(JEAG4621-2007)」 の評価手法に基づき評価を実施している。 1. 対象計器の抽出 2. 計器の校正間隔変更後 (30 ヶ月)のドリフト量を 評価3. ドリフトを考慮して、設定値への影響を評価 --- 以上の評価を実施した結果,65 計器のうち 23 計器についてセット値の見直し実施した。 「原子炉水位」原子炉スクラムの制限値の例 セット変更前ループ 一次計器設定器 校正計器 指示計器 精度:0.5%精度:0.2% 精度:0.2% 「計器固有の不確かさ」: +9mmループ計器精度=(0.57 +0.22 +0.220.57%制限値:320mm計器固有不確かさ=0.57%×スパン(1500mm)=9mmセット変更後新セット値:335mm一次計器 精度:0.5% ドリフト:0.76%ループ 校正計器 精度:0.25 ドリフト:設定器 指示計器 精度:0.25 ドリフト:0.18%TBセット値:329mm校正間隔変更後のドリフト分布区分(0.76240.182=0.78%「校正間隔変更後(30M)のドリフト分 布区分」および「計器固有の不確 かさ」を合成した計器不確かさ、 +15mm制限値:320mm校正間隔変更後の計器不確かさ%3F(0.52+0.22 +0.22+0.762+0.182)×スパン(1500mm) %3D15mm(3) 研究成果による評価 以下の4機器について評価を実施。 a. 原子炉圧力容器OリングOリングに使用されるインコネル 718 の応力緩和挙 動については,高温領域(540~600°C程度)におい て,供用開始後から応力緩和が進行するが,時間の 経過とともにその進行は緩やかになる。また,温度 が低ければ緩和の程度は小さくなる。以上の知見に,試運転時の運転期間(19ヶ月)の 実績等を踏まえ,26ヶ月の使用は可能と評価した。Oリングに使用されるインコネル718の応力緩和挙動応力緩和率(%)インコネル718について、高温 領域(540~600°C程度)にお いて、供用開始後から応力緩和 が進行するが、時間の経過ととも にその進行は緩やかになること、 また、温度が低ければ緩和の程 度は小さくなる。Oリングに使用されているインコ ネル718の応力緩和は時間が 経過してもほとんど進行しないと 評価した。時間(h)試運転時の運転期間(19ヶ月) の実績等を踏まえ、26ヶ月の使 「用は可能と評価,(specal metal ホームページより)b. 原子炉格納容器主フランジ - 他製造メーカのシリコンゴムの熱空気老化試験結 果より,100°Cの使用条件にて、5年を経過しても安 定した特性が得られていると評価した。本研究成果 を使用するため,原子炉格納容器主フランジに使用 されているガスケットを他製造メーカのものに取り100替えることにより 26 ヶ月の使用が可能であると評 価した。c. 非常用ディーゼル機関等のパッキン,Oリング - 非常用ディーゼル機関等に使用しているパッキン, Oリングの一部については、メーカ取扱説明書によ り 300 時間毎の取替が推奨されている。ディーゼル機関の定期的に実施するサーベランス による実運転時間は 26 ヶ月で約 40 時間であり,デ ィーゼル機関の設計要求である7日間(168 時間) を加味しても,取替が推奨されている運転時間 300 時間と比較して十分に短い値であるため, 26 ヶ月の 使用は可能と評価した。d. 計測制御系統設備(地震加速度検出器,放射線計 測装置(主蒸気管モニタ等), 信号変換処理部(ター ビン軸振動))地震加速度検出器は,地震の加速度成分の大きさ に応じて振子重錘が振れ,その変位を重錘に設けた 接点で検出する原理であり,計器設定は接点の物理 的な間隔による。放射線計測装置(主蒸気管モニタ等)は、事故時 の放射能レベルの変化量に対して,通常レベルに対 する相対値(バックグランドの6または 10倍)を設 一定値に設定されており, ドリフトが検出能力に影響 を与えない。以上は,JEAG 解説の「構造,動作原理からドリ フトは発生しない,又は無視できる程度に小さいと 判断されるもの」に該当し,ドリフト評価不要とし た。 信号変換処理部(タービン軸振動)は、メーカ実 施の評価試験結果より, 摩耗の進展は緩やかである ことを確認した。(4) 類似機器等の使用実績による評価 類似の機器の抽出にあたっては,以下の条件から浜 岡原子力発電所の類似機器を優先し,無ければ他電力 の類似機器の中から選定した。 ・機種が同種のもの ・点検の間隔を決定するための主要部位の使用材料が 同種のもの ・使用条件(連続使用,待機系等)が同等以上のもの ・使用環境(温度,圧力,または水質等)が同等以上のもの ・実績プラントが国内他プラントの場合にも自プラン トの場合と同様に,使用実績の比較を実施また,非石綿,石綿の同等性については下表の検討 を行い,応力緩和特性等について同等以上であると評 価した。非石綿、石綿の同等性評価部位グランドパッキン(ポンプ)グランドパッキン (主蒸気隔離弁)グランドパッキン (安全弁手動ハンドル部)数量 | | 種類評価内容使用条件 11 炭化纖維PV値※使用条件 11 膨張黑鉛 「摺動抵抗係数応力緩和特性 炭化繊維+使用条件 膨張黑鉛 ジョイント材使用条件 膨張黑鉛応力緩和特性 無機質紙※(PV値)=3D(摺動面圧)×(摺動速度)ガスケット3.結言浜岡原子力発電所 3 号機の保全計画においては,プ ラント全体にわたって,これまで定期検査毎に実施し ている機器について,点検の実施頻度を今回改めて評 価した。その結果,原子炉を停止して実施する必要が ある点検の最短の間隔は,調整運転期間等を考慮して 24ヶ月以上と評価した。 - 今後1サイクル以上は,現行の 13 ヶ月運転を継続し, 保全活動の更なる充実(点検手入れ前データの充実等) を行い,知見の蓄積を図っていく。参考文献 [1] (社)日本電気協会原子力規格委員会,“安全保護系計器のドリフト評価指針(JEAG4621-2007)”,平成20年3月 [2] ““INCONELR alloy 718““, (http://www.specialmetals.com/documents/Inconel%20alloy%20718.pdf), (参照2009/01/27).101“ “?浜岡3号機設備の点検間隔の延長に係る技術評価の概要について“ “成瀬 昌樹,Masaki NARUSE,松崎 章弘,Akihiro MATSUZAKI,小高 敏浩,Toshihiro KODAKA,佐野 忠之,Tadayuki SANO,進藤 俊哉,Toshiya SHINDO
- 平成 21 年4月以降定期検査を開始するプラントか ら新検査制度が適用となり,保全計画の届出が必要と なった。浜岡原子力発電所3号機の保全計画において は, これまで定期検査毎に実施している機器について, 点検の実施頻度を今回改めて評価した。その結果,原 子炉を停止して実施する必要がある点検の最短の間隔 を,調整運転期間等を考慮して 24 ヶ月以上と評価し, 第 16 保全サイクルの保全計画に詳細な技術評価を添 付した。なお,一部の定期事業者検査では,18 ヶ月未満の期 間で技術基準適合性を確認することとしているため,第 16 保全サイクルの定期検査の間隔は,従前通り 13 一ヶ月となる。ここでは,詳細な技術評価の概要について述べる。2. 技術評価の概要2.1 機器の分類詳細な技術評価対象機器を選定するため,定期検査 毎に点検を実施している機器を対象に,以下の手順に 従い, 機器の分類を行った。評価対象機器に対しては, 外観点検や分解点検といった複数の点検がそれぞれ異 なる頻度で実施されていることから,機器毎にそれぞれの点検項目を抽出および整理し,以下のとおりに分 類した。なお,以下の(1)(2)については、分類の 考え方を示しているものであり,分類作業の順序を必 ずしも示しているものではない。(1)性能維持のための措置を実施しない点検の分類 の実施(分類 1)(316機器/731 機器) 一目視点検,弁作動試験,運転試験(運転状態確認), 漏えい試験,絶縁抵抗測定などの調整行為や性能維持 のための措置を実施しない点検は,原子炉を停止して 実施する必要がある点検の実施頻度の設定には,影響 しないことから,詳細な技術評価の対象外とした。こ こで,調整行為や性能維持のための措置を実施しない 点検の中には,それぞれの設備が有する劣化事象を念 頭に実施しているもの(目視検査や非破壊検査など) が含まれるが,これらの点検においては,現状,定期 検査毎に顕著に劣化が進展していないことを確認して いる。また、定期検査毎に,性能維持のための措置が 実施されていないこと,及び,その点検が着目する劣 化進展が 2 サイクル程度では設備に影響を与えないこ とを確認している。(2)原子炉を停止して実施する必要がある点検の実 施頻度の設定において考慮不要な点検の分類の実施 (分類 2) (237 機器/731 機器)
* 本項に分類される機器については、運転中に点検, 補修等が可能であることから,点検、補修等のために 原子炉を停止する必要のないことを確認しているため 対象外とした。 - 以下に,本分類とする点検の例を示す。 a. 原子炉の運転中においてその機能または性能について技術基準に適合するための措置がなされるも の(保安規定における運転上の制限に該当するものは除く) a-1 予備機または代替手段があり原子炉の運転中に点検が可能であるもの | 制御棒駆動水ポンプ,ほう酸水注入ポンプ, 制御| 用空気圧縮機等 a-2 原子炉の運転時において補修, 取替え等の措置が可能なもの | 原子炉機器冷却海水渦流ストレーナ等| (点検のためのバイパスラインがあるため) J 2-6 原子炉の定格出力運転時において使用しないもの| 排ガスブロワ等(3)詳細な技術評価を実施する対象機器選定の実施 (分類 3) (178 機器/731 機器)上記(1)(2)の何れにも属さない機器について, 定期検査の都度,性能維持のための措置を伴う点検項 目のうち, 定期検査時の作業に伴い実施する点検項目, または,起動前確認として念のため実施する点検項目 については,原子炉を停止して実施する必要がある点 検の実施頻度の設定には,影響しないため詳細な技術 評価の対象外とした。 - 例) ドライウェル低電導度廃液サンプ槽の点検等(定 期点検中の作業に伴い発生した水を抜き,起動に向け て清掃するため) (3 機器)* 以上により抽出された 175 機器に対して原子炉を停 止して実施する必要がある点検の間隔を評価した。な お,技術評価書の作成に際しては機器数も多いことか ら同種機器をグループ化するなど,合理的に作成し, 31 の評価書にまとめた。過去のトラブル実績および是正状況の確2.2 過去のトラブル実績および是正状況の確 1.その他,偶発(1) 確認方法(2)確認結果 10年間のトラブル実績のうち,時間依存性のある劣1国内情報化事象の発生の有無を確認し,発生している場合には 是正処置が適切に行われていることを確認した。また, トラブル発生時の不適合管理および是正処置の仕組み が構築されていることを確認した。本ステップで確認する過去のトラブル実績としては, 国内情報は原子力施設情報公開ライブラリー「ニュー シア」の法令報告事象を,海外の運転経験は NRC(米 国原子力規制委員会; Nuclear Regulatory Commission) の Bulletin, Generic Letter を対象とし,同種機器にかか る時間依存性の有無について確認した。ここで,機器 の抽出にあたっては、炉型によらず同種のものは抽出 した。なお,後述する 2.3 の詳細な技術評価が必要な部位 の抽出においては,これらの過去のトラブル事例に加 え,国内情報は「ニューシア」の保全品質情報,海外 の運転経験は, NRC の Information Notice も対象として, 過去 10 年間の同種機器に係る時間依存性のある劣化 事象も確認の上,評価を実施した。 1 事象の識別にあたり,以下の事象については,時間 依存性の無い事象として整理した。 1設備/機器に直接関わらない事象 a. 労働災害(放射性物質による汚染を含む) b. その他,設備/機器に直接関わらない事象 2原因が明らかに外部要因による事象 a. 自然現象(雷,地震,台風、高潮,設備に関わらない火災等) b. その他,外部要因に係わる事象 3原因が明らかに人的過誤による事象 a. 設計・製作不良(主に建設・改造工事によるもの)に係わる事象 b. 保守・施工不良(主に保守・補修作業によるもの)に係わる事象 c. 運転・操作不良(プラント監視・判断,機器操作によるもの)に係わる事象 d. その他,人的過誤に係わる事象 の原因が明らかに人的過誤以外の偶発的要因による事a.電気計装品の静的素子の偶発的故障事象 b.異物混入による事象 c.その他,偶発的要因に係わる事象98、10 年間のニューシア情報 1,360 件のうち技術評価書 反映要のものは 20 件であり原子炉再循環ポンプ復水 器,原子炉圧力容器等の詳細な技術評価に反映した。 2海外事象10 EMIX1Tante Bulletin : 1114, Generic Letter : 18 件のうち技術評価書反映要のものは3件であり原子 炉圧力容器の詳細な技術評価に反映した。2.3 詳細な技術評価が必要な部位の抽出 (1) 各部位に対して想定される経時的な劣化メカニ ズムの整理、原子力プラントの高経年化技術評価を踏まえ,原子 力学会標準として制定された経年劣化まとめ表に基づ き,事業者の保全内容を決定していく上で有用な情報 を取り込み、現状保全項目を追加した劣化メカニズム 整理表(電事連版)が作成されている。よって,劣化 メカニズム整理表(電事連版)を浜岡の機器仕様に合 致するよう修正し,劣化メカズム整理表(浜岡版)を 作成した。この劣化メカズム整理表(浜岡版)に基づ き,保全結果,評価内容,周期延長の妥当性を加え, 保全内容決定表を作成し,各部位に対して想定される 経時的な劣化メカニズムの整理を行った。(2)詳細な技術評価が必要な部位の抽出 経時的な劣化事象に着目し抽出された主要部位のう ち,まず,定期検査の都度,点検を実施するに当たっ ての点検のポイントについて,現状の運転サイクルで ある 13 ヶ月を基準に, 2 サイクルに相当する 26 ヶ月 での点検の実施頻度を想定した現状保全の整理を実施 し,あわせて当該設備の過去の点検実績の妥当性を確 認した。以上の整理および確認を踏まえ,性能維持のための 措置を伴う点検項目を,フローに従い実施頻度の設定 において詳細な技術評価が必要となる部位として抽出 を行った。なお,実施頻度の設定において詳細な技術評価が必 要となる部位以外の点検の間隔については,現状の点 検の間隔と評価後の最短の間隔を照合して,当面の点 検の間隔を記載するものである。これらの点検については,実施頻度の設定において 詳細な技術評価が必要となる部位の評価後の最短の間 隔において,点検の間隔を決定するための主要部位に なるもの,そうでないものが混在するため,今後は点検の間隔を適宜評価し,改善していく部位の抽出フロー分類3の点検または検査を含む機 器における点検の対象部位技術評価対象外の部位 (部位の点検等の実施頻度が2サイクル(26ヶ月相 当)以上の場合は、原子炉を停止して実施する必要 がある点検の実施頻度の設定を現状の頻度から延 長する場合において技術評価対象とならない)YES点検の間隔が現状で、 2サイクル(26ヶ月相当)以上である部位NO*過去の点検実績から着な劣化が確認されていない部位、設計上2サイク ル以上の耐久性が確認されている部位 * 2回を目的としたではないものガスケットなどの消耗品の取替えについても性状劣化による機能低下が 念される場合には実度の設定において詳細な技術評価が必要な部位とし て取り扱う短期(26ヶ月程度)では劣化事象がVES 顕在化しない(*1).または性能維持 のための措置を目的とした点検では ない部位(*2)NO(*3)実施頻度の設定において詳細な技術評価が必要 な部位(技術評価対象部位)実施頻度の設定において詳細技術評価が不要な部 位(技術評価対象部位の点検等の実施に合わせて点検する部位)2.4 詳細な技術評価 - 定期検査の都度行われている点検または検査のうち 定期事業者検査の対象機器について詳細な技術評価が 必要と判断した機器(代表 31 の評価)について,次の 4つの評価を適切に組み合わせて 26 ヶ月(24 ヶ月運 転+2 ヶ月の調整運転等)使用可能であることを評価 した。 1点検及び取替結果の評価 (31) 2劣化トレンドによる評価 (2) 3研究成果による評価 (4) 4類似機器等の使用実績による評価 (29) ( )内の数値は評価の数を表す(重複あり)(1)点検及び取替結果の評価 a.31 の評価全てについて実施 b. 31 の評価のうち 20 の評価(本格点検(機器を分 解,開放して行う点検)を実施している機器を中心 にデータ採取)について,点検手入れ前データも使 用して実施」 c. 点検手入れ前データについては,以下の4段階で 評価を実施した。 (取替部品の例) 状態コード |劣化の程度所定の機能を喪失し,取替が必要| 所定の機能喪失には至らなかったもの, 次回定 C2検までの期間を考慮すると,取替が必要 所定の機能を満足しているが,次回の分解点検 までの期間を考慮すると,取替が必要 所定の機能を満足しており,取替は不要C1C499!点検手入れ前データ採取記録確認結果:C4 主軸の点検を実施したところ左図の番号の箇 所に腐食が認められた。 軽微な腐食であり機能上問題なし。13.1確認結果:C2スリーブについては腐食が認められる為、 スリーブナット・スリーブカラー・パッキンスリーブ・ 中間スリーブ I・・IIIの取替を推奨します。過去3回分の点検結果を確認した結果、毎回の 取替は発生していないことから、26ヶ月の使用 は可能であると判断した。(2) 劣化トレンドによる評価 以下の2機器について評価を実施。 a. 原子炉冷却材再循環ポンプ電動機(潤滑油)原子炉冷却材再循環ポンプ電動機の潤滑油に含ま れる酸化防止剤の残存量について JIS 規格(JIS K2514)に定められている回転ボンベ式酸化安定度 試験を用いて傾向を確認している。回転ボンベ式酸化安定度は,酸化防止剤が無くな ると,酸化を抑制できなくなり急激に低下するが, 取替基準を満足する範囲内であれば運転時間に比例 して酸化安定度が低下する。26 ヶ月連続運転した場合であっても回転ボンベ 式酸化安定度は取替基準値を満足すると評価した。・中・回転ボンベ式酸化安定度(min)169外挿、118250 220・小・回転ボンベ式酸化安定度(min)169回転ボンベ式酸化安定度は, 酸化防止剤が無くなると、酸化 を抑制できなくなり、急激に低下 するが、取替基準を満足する範 囲内であれば運転時間に比例 して酸化安定度が低下する。外挿..118取養基準?※2C連続運転した場合であっ ても回転ボンベ式酸化安定 度は取替基準値を満足する と評価した。0ヶ月13ヶ月26ヶ月※軸受の潤滑油のメーカ取替推奨値を準用し た値であり、本値を下回るとすぐ潤滑油の性 能が劣化するわけではない。b. 計測制御系統設備 (ドリフト評価)計測制御系統設備のドリフト評価について「安全 保護系計器のドリフト評価指針(JEAG4621-2007)」 の評価手法に基づき評価を実施している。 1. 対象計器の抽出 2. 計器の校正間隔変更後 (30 ヶ月)のドリフト量を 評価3. ドリフトを考慮して、設定値への影響を評価 --- 以上の評価を実施した結果,65 計器のうち 23 計器についてセット値の見直し実施した。 「原子炉水位」原子炉スクラムの制限値の例 セット変更前ループ 一次計器設定器 校正計器 指示計器 精度:0.5%精度:0.2% 精度:0.2% 「計器固有の不確かさ」: +9mmループ計器精度=(0.57 +0.22 +0.220.57%制限値:320mm計器固有不確かさ=0.57%×スパン(1500mm)=9mmセット変更後新セット値:335mm一次計器 精度:0.5% ドリフト:0.76%ループ 校正計器 精度:0.25 ドリフト:設定器 指示計器 精度:0.25 ドリフト:0.18%TBセット値:329mm校正間隔変更後のドリフト分布区分(0.76240.182=0.78%「校正間隔変更後(30M)のドリフト分 布区分」および「計器固有の不確 かさ」を合成した計器不確かさ、 +15mm制限値:320mm校正間隔変更後の計器不確かさ%3F(0.52+0.22 +0.22+0.762+0.182)×スパン(1500mm) %3D15mm(3) 研究成果による評価 以下の4機器について評価を実施。 a. 原子炉圧力容器OリングOリングに使用されるインコネル 718 の応力緩和挙 動については,高温領域(540~600°C程度)におい て,供用開始後から応力緩和が進行するが,時間の 経過とともにその進行は緩やかになる。また,温度 が低ければ緩和の程度は小さくなる。以上の知見に,試運転時の運転期間(19ヶ月)の 実績等を踏まえ,26ヶ月の使用は可能と評価した。Oリングに使用されるインコネル718の応力緩和挙動応力緩和率(%)インコネル718について、高温 領域(540~600°C程度)にお いて、供用開始後から応力緩和 が進行するが、時間の経過ととも にその進行は緩やかになること、 また、温度が低ければ緩和の程 度は小さくなる。Oリングに使用されているインコ ネル718の応力緩和は時間が 経過してもほとんど進行しないと 評価した。時間(h)試運転時の運転期間(19ヶ月) の実績等を踏まえ、26ヶ月の使 「用は可能と評価,(specal metal ホームページより)b. 原子炉格納容器主フランジ - 他製造メーカのシリコンゴムの熱空気老化試験結 果より,100°Cの使用条件にて、5年を経過しても安 定した特性が得られていると評価した。本研究成果 を使用するため,原子炉格納容器主フランジに使用 されているガスケットを他製造メーカのものに取り100替えることにより 26 ヶ月の使用が可能であると評 価した。c. 非常用ディーゼル機関等のパッキン,Oリング - 非常用ディーゼル機関等に使用しているパッキン, Oリングの一部については、メーカ取扱説明書によ り 300 時間毎の取替が推奨されている。ディーゼル機関の定期的に実施するサーベランス による実運転時間は 26 ヶ月で約 40 時間であり,デ ィーゼル機関の設計要求である7日間(168 時間) を加味しても,取替が推奨されている運転時間 300 時間と比較して十分に短い値であるため, 26 ヶ月の 使用は可能と評価した。d. 計測制御系統設備(地震加速度検出器,放射線計 測装置(主蒸気管モニタ等), 信号変換処理部(ター ビン軸振動))地震加速度検出器は,地震の加速度成分の大きさ に応じて振子重錘が振れ,その変位を重錘に設けた 接点で検出する原理であり,計器設定は接点の物理 的な間隔による。放射線計測装置(主蒸気管モニタ等)は、事故時 の放射能レベルの変化量に対して,通常レベルに対 する相対値(バックグランドの6または 10倍)を設 一定値に設定されており, ドリフトが検出能力に影響 を与えない。以上は,JEAG 解説の「構造,動作原理からドリ フトは発生しない,又は無視できる程度に小さいと 判断されるもの」に該当し,ドリフト評価不要とし た。 信号変換処理部(タービン軸振動)は、メーカ実 施の評価試験結果より, 摩耗の進展は緩やかである ことを確認した。(4) 類似機器等の使用実績による評価 類似の機器の抽出にあたっては,以下の条件から浜 岡原子力発電所の類似機器を優先し,無ければ他電力 の類似機器の中から選定した。 ・機種が同種のもの ・点検の間隔を決定するための主要部位の使用材料が 同種のもの ・使用条件(連続使用,待機系等)が同等以上のもの ・使用環境(温度,圧力,または水質等)が同等以上のもの ・実績プラントが国内他プラントの場合にも自プラン トの場合と同様に,使用実績の比較を実施また,非石綿,石綿の同等性については下表の検討 を行い,応力緩和特性等について同等以上であると評 価した。非石綿、石綿の同等性評価部位グランドパッキン(ポンプ)グランドパッキン (主蒸気隔離弁)グランドパッキン (安全弁手動ハンドル部)数量 | | 種類評価内容使用条件 11 炭化纖維PV値※使用条件 11 膨張黑鉛 「摺動抵抗係数応力緩和特性 炭化繊維+使用条件 膨張黑鉛 ジョイント材使用条件 膨張黑鉛応力緩和特性 無機質紙※(PV値)=3D(摺動面圧)×(摺動速度)ガスケット3.結言浜岡原子力発電所 3 号機の保全計画においては,プ ラント全体にわたって,これまで定期検査毎に実施し ている機器について,点検の実施頻度を今回改めて評 価した。その結果,原子炉を停止して実施する必要が ある点検の最短の間隔は,調整運転期間等を考慮して 24ヶ月以上と評価した。 - 今後1サイクル以上は,現行の 13 ヶ月運転を継続し, 保全活動の更なる充実(点検手入れ前データの充実等) を行い,知見の蓄積を図っていく。参考文献 [1] (社)日本電気協会原子力規格委員会,“安全保護系計器のドリフト評価指針(JEAG4621-2007)”,平成20年3月 [2] ““INCONELR alloy 718““, (http://www.specialmetals.com/documents/Inconel%20alloy%20718.pdf), (参照2009/01/27).101“ “?浜岡3号機設備の点検間隔の延長に係る技術評価の概要について“ “成瀬 昌樹,Masaki NARUSE,松崎 章弘,Akihiro MATSUZAKI,小高 敏浩,Toshihiro KODAKA,佐野 忠之,Tadayuki SANO,進藤 俊哉,Toshiya SHINDO