高速増殖原型炉「もんじゅ」の保全
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カテゴリ: 第8回
1. はじめに
平成7年 12月の2次主冷却系ナトリウム漏えい事故以 降、約14年半の長期にわたり停止状態であった高速増殖 原型炉「もんじゅ」は、社会的な受容の確立、運転管理 の向上、ナトリウム漏えいに係る安全性の向上等を実施 し、平成22年5月6日には、14年半ぶりに性能試験再開 した。現在は、40%出力プラント確認試験に向け水・蒸 気及びタービン系の点検及び機能確認を進めている。 [1]高速増殖炉は、燃料の増殖と放射性廃棄物中のマイナ ーアクチニドを燃料として再利用できることから、ウラ ン燃料を有効に利用できるとともに環境負荷を低減でき る特長を有している。「もんじゅ」は、原型炉として実証 炉・実用炉の設計、運転保守に不可欠な技術を確立する役 割、即ち安全・安定運転を達成しプラントとしての信頼 性を実証するとともに、運転経験を通じて、実証炉等に 適用する運転、保全技術等を確立する。ここでは、軽水 炉と異なる固有の設備を有する「もんじゅ」の保全につ いて紹介する。
2. 高速増殖原型炉「もんじゅ」の意義2.1 高速増殖炉サイクル高速増殖炉は、1燃料の増殖:発電しながら消費した燃 料以上の燃料を生産することによりウラン資源の利用 効率を飛躍的に高め、我が国の長期的エネルギー安定供 給に大きく貢献する、2マイナーアクチニドの燃焼:高レ ベル放射性廃棄物中の長期に残留する放射能を低減し、 環境負荷を低減することができる、3発電過程で温室効果 ガスを排出せず、ライフサイクルを通した排出について も他の電源に比べて十分に小さいとの原子力発電の特長 を超長期に持続できるとの特長を有している。これらの特長を最大限に活用できる次世代システム (高速増殖炉と関連する核燃料サイクル)は、経済社会 の持続的発展の鍵である。この次世代システムを実現す るため、革新的な技術の導入を目指した高速増殖炉サイ クル実用化研究開発(以下、FaCT プロジェクト)と高速 増殖炉発電所の国内技術の確立を目指した「もんじゅ」 研究開発の 2 つのプロジェクトが両輪となって研究開発 を進めている 2.2 「もんじゅ」の役割 ・「もんじゅ」は、高速増殖炉実用化に向けた原型炉と して実証炉・実用炉の設計、運転保守に不可欠な技術を確 立する役割がある。即ち、安全・安定運転を達成すると ともに、性能試験等の実機データから発電プラントとし ての信頼性を実証する。さらに、運転経験を通じて、実159証炉等に適用する運転、保守・補修技術等のナトリウム 取扱技術を確立するとともに、将来の高速増殖炉プラン ト技術者の育成、技術の継承を行なっていく。2010 年に性能試験を再開した「もんじゅ」は約3年の 性能試験を行い、得られた試験データにより検証された 設計評価手法を実証炉の概念設計及び基本設計に適用し、 実プラントデータに基づく信頼性の高い、合理的な実証 炉設計に反映する。その後、本格運転を行い、計画通りの安定運転に取り 組み、高速増殖炉発電炉の信頼性を実証する。これら運 転を通じて、ナトリウム機器の安定性や経年的特性の把 握を行い、定期的な点検や不具合補修等の経験に基づき ナトリウム冷却高速増殖炉の運転・保守技術の確立を図 る計画である。更に、長期的には「もんじゅ」を高速増 殖炉実用化に向けた研究開発等の場とし、燃料開発の中 性子照射などの利用・活用を進める。3. 保全の観点からの「もんじゅ」の特徴・「もんじゅ」はナトリウム冷却高速増殖原型炉であり、 保全を行う観点、すなわち冷却材バウンダリの機能、炉 心で発生した熱の輸送機能、原子炉の制御機能等にかか る機能の維持の観点から、その特徴は、以下のとおりで ある。 (1) 冷却材がナトリウムであり、ステンレス鋼や低合金 鋼等のナトリウムとの共存性の優れた材料を用い、ナト リウムの純度管理を行うことにより腐食にかかる破損は 生じない。このことから、ナトリウム接液部に関しての 開放点検、分解点検は、原則不要である。但し、定期的 に実施する蒸気発生器の圧力開放板やナトリウム一水反 応を検出する水素計の交換時には、当該設備に係るバウ ンダリの開放が必要となる。 (2) 原子炉冷却材バウンダリを構成する機器の材料は、 主として延性に富むオーステナイト系ステンレス鋼であ り、かつ高い朝性を示す温度領域で使用される。ナトリ ウム冷却材及びナトリウムを内包する機器の材料の特徴 は、系統の内圧が低いことにより、肉厚貫通以前の欠陥 から急速な伝播型破断へ至る恐れはない。ナトリウム漏 えいが生じた場合においても、原子炉容器の外側に設け たガードベッセル等により崩壊熱除去のための液位は確 保される。「もんじゅ」の冷却材バウンダリ外へのナトリウム漏 えいは、いくつかの異なった方法により速やかに確実に使用条件軽水炉(PWR) | 高速炉(もんじゅ) 高速炉の特徴 冷却材ナトリウム |熱応力大水原子炉出口温度約 320°C529°C高温原子炉出入口温度差30°C132°C温度差大, 熱応力大運転圧力約16MPa約1MPa1低圧原子炉容器内径約4m約7m大口径原子炉容器胸部板厚約 200 mm約 50mm薄肉内径/板厚比 (原子炉容器)約20約140薄肉大口径平成18年3月9日日本機械学会発電用設備患格査員会検出できる。このことから、ナトリウムを冷却材とする「もんじゅ」 においては、例えば、熱応力による亀裂によりナトリウ ムバウンダリが破損したとしても、破損により生じるナ トリウム漏えいを検知し、原子炉停止等の必要な処置を とることにより原子炉の安全性は担保される。(LBB: Leak Before Break の成立) (3) ナトリウム漏えいを検出するナトリウム漏えい検出 器、蒸気発生器における伝熱管破損時に発生するナトリ ウム-水反応を検出するナトリウム中水素計、ナトリウム の電磁気特性を利用した誘導型ナトリウム液面計等の高 速炉特有の計装系を有しているほか、燃料取扱設備等の 軽水炉と構造、仕様が大幅に異なる設備がある。また、「もんじゅ」は、長期停止状態後の性能試験の第 1段階である炉心確認試験において、ほぼ 0%出力の運転 を行ったものの、水・蒸気系、タービン・発電機系を含 めたプラント全体を使用した出力運転に向けての準備中 であり、十分な運転・保守実績を有していないこと、ま た、国内においては、ナトリウム冷却高速実験炉「常陽」 の運転・保守経験を有しているのみであることから、保 守に関する知見は今後蓄積する必要がある。- 高速炉の特徴を Table-1 に、「もんじゅ」の系統構成を Fig.1 に示す。Table 1 Feature of Sodium Cooled Fast Reactor160排气筒外部しゃへい建物 アニュラス循環排気装置蒸気発生器入口止弁)必器出口止井原子炉格納容器mamoreamwwwy [Lewisses主蒸気止弁[代くらいながさきけんいる。PRICS中間熱交換器 流最計1祷環過熱器EA作品ターバイパス弁発電機空気冷却器BUT!1ラン制御棒駆動機構 液面計911504復水器MONC流量計分離器2次主循環 ポンプWeeeeeeeeeeeeeeN電気ポンプ空気冷却器 出口止弁蒸発器?????原燃料どうりで蒸気発生器出口止弁取水口放水口Penny wwwww熱交換器原子炉補機冷却海水系配管Fig. 1Schematic of Monju4. 「もんじゅ」保全の現状 4.1 「もんじゅ」保全の考え方 軽水炉の保守管理は、「原子力発電所の保守管理規程 (JEAC4209)」[2]、ならびに「原子力発電所の保守管理 指針(JEAG4210)」 [3] に基づき実施されている。「もんじゅ」においても同規程・指針と同様の手法によ り、計画、実施、評価、改善活動を継続的に行い、「品質 保証の考え方に基づき、保全活動の継続的な評価と改善 を実施することにより、原子力発電施設の安全性と信頼 性向上を図る」こととしている。 また、「もんじゅ」は建設段階にあること、長期停止状 態から運転を再開すること、ナトリウム系統・機器は、 ナトリウム、アルゴンガス純度を管理することにより内 面の腐食減肉がほとんど無視できること等の特徴を考慮 した保全技術の確立を目指している。の策定、保全の実施、点検・補修等の結果の確認・評価、 点検・補修等の不適合管理及び是正処置、保全の有効性 評価を行い、保守管理の継続的な改善を図っている。 なお、機器の保全方式を定めるにあたっては、機器の故 障が発生した際にその機能を喪失しても原子炉施設の安 全性に与える影響が小さいと判断できる場合を除き、予 防保全を基本とした保全方式を選定している。 また、ナトリウム系、アルゴンガス系、燃料取扱設備等 の「もんじゅ」特有の設備については、運転・保守経験 が少ないことから、時間基準保全を中心とした予防保全 とし、点検頻度は、点検頻度の炉外試験等により点検頻 度が確立しているポンプメカニカルシール等の一部機器 を除きメーカ推奨値を用いている。今後、保守経験を積 み、保守管理手法を確立することにより、「もんじゅ」特 有設備についても、設備の機能、重要度、故障時の影響、 劣化事象と点検等を考慮し、点検の最適化を行う。 現在、「もんじゅ」は、建設の第2段階の保全プログラ ム(炉心確認試験終了後から 40%出力プラント確認試験 終了まで)に基づいて、保全を実施している。4.2 現状の「もんじゅ」保全プログラムの特徴「もんじゅ」は、平成 21 年1月に高速実験炉「常陽」 の運転・保守経験、海外 FBR・国内軽水炉及び不具合事 例等の知見を基に「もんじゅ」の運転・保守実績を考慮 し、社内基準及びメーカ基準に基づき、予防保全を基本 とした建設段階の保全プログラム(第 1 段階として炉心 確認試験終了までの保全プログラム)を策定した。 具体的には、保全対象範囲の抽出、保全重要度の設定、 保全活動管理指標の設定及び監視計画の策定、保全計画の策定、保全の実施、点検・補修等の結果の確認・評価、 点検・補修等の不適合管理及び是正処置、保全の有効性 評価を行い、保守管理の継続的な改善を図っている。 なお、機器の保全方式を定めるにあたっては、機器の故 障が発生した際にその機能を喪失しても原子炉施設の安 全性に与える影響が小さいと判断できる場合を除き、予 防保全を基本とした保全方式を選定している。 また、ナトリウム系、アルゴンガス系、燃料取扱設備等 の「もんじゅ」特有の設備については、運転・保守経験 が少ないことから、時間基準保全を中心とした予防保全 とし、点検頻度は、点検頻度の炉外試験等により点検頻 度が確立しているポンプメカニカルシール等の一部機器 を除きメーカ推奨値を用いている。今後、保守経験を積 み、保守管理手法を確立することにより、「もんじゅ」特 有設備についても、設備の機能、重要度、故障時の影響、 劣化事象と点検等を考慮し、点検の最適化を行う。 現在、「もんじゅ」は、建設の第2段階の保全プログラ ム(炉心確認試験終了後から 40%出力プラント確認試験 終了まで)に基づいて、保全を実施している。161Fig.2 Check scenery of Circulating Water Pump5. 今後の方向性 5.1 保全プログラムの今後の展開現在運用中の保全プログラムは、建設段階のプラント を対象として構築したが、今後の本格運転に向けて以下 の項目を実施する。 1 率論的安全評価(PSA)を踏まえた保全重要度の設建設段階の保全プログラムにおいては、アクシデント マネジメント(AM)設備を対象とした PSA 結果を用 いて、軽水炉と同様にリスク重要度を評価し、その結 果に基づき保全重要度を設定している。 発電プラントとして、その他の系統についても同様の 手法によりリスク重要度を評価し、保守的に定めてい る保全重要度を適切に設定する。 2「もんじゅ」特有設備の劣化メカニズムの整理ナトリウム系、アルゴンガス系、燃料取扱設備等の「も んじゅ」特有設備については劣化事象とその対応処置 について、原子力学会標準にまとめられている[4]軽水 炉の知見をそのまま適用することはできない。このた め、材料、環境条件等から機器の部位(部品)で生じ る劣化事象を整理し、それを適切に把握するための手 法を劣化メカニズムとして整理する。 3「もんじゅ」及び「常陽」の運転・保守経験に基づく 設備ごとの保守データの整理 これまでの「もんじゅ」の保全データを体系的に整理 し、かつ、実験炉「常陽」の運転・保守経験も踏まえ、 上記の劣化事象と合わせ、劣化事象とその対応する処 置(点検)をまとめ、「もんじゅ」版劣化メカニズム 整理表を作成する。4機器部位ごとの機能、劣化事象に基づく保全内容の決「もんじゅ」 特有設備並びに軽水炉と同様の設備につ いて、機器機能と構造の整理、部品単位で整理した劣 化メカニズムの検討結果、これまでの保全の実施状況、 プラント運転中の状態監視パラメータ等を整理し、そ の機器に必要な点検項目を定め、現状の保全と照らし て、過不足がないことを確認すると共に、最適な点検 項目、方法、頻度等の保全内容を決定する。管坂H形鋼内筒COACHARRIE空の会きたーー!!!伝熱管サポートFig.3 Steam GeneratorTable.2 Mechanism of deterioration (Steam Generator)機能「故障モード考慮すべき劣化事象 疲労(割れ)、摩耗、 腐食、クリーブ1内部漏えい疲労(割れ)、腐食主要部品 伝熱管 低合金鋼 管板(給水、蒸気出口) 低合金鋼 蒸気出口ノズル 低合金鋼 給水入口ノズル 低合金鋼疲労(割れ)、腐食、耐圧 (構造)疲労(割れ)、腐食外部漏えい「疲労(割れ)、クリープ疲労(割れ)、腐食疲労(割れ)低合金鋼 メンテナンスホール 低合金鋼 下部鏡板 重低合金鋼 伝熱管 低合金鋼 伝熱管サポート ステンレス鋼スケール付着熱交換熱交換 性能低下疲労割れ5供用期間中検査(ISI) 技術の開発「もんじゅ」の供用期間中検査(ISI)は、LBB が成立す162 -ることから、連続漏えい監視が主体であるが、安全上 特に重要な機器に対しては最新の開発成果を取り入れ て計画的に検査装置開発を行うこととしており、(1)原 子炉容器検査装置、(2)蒸気発生器伝熱管検査装置、(3)1 次主冷却系配管検査装置については、1970年代から開 発・整備を進めている。「もんじゅ」 ISI の特徴としては、 例えば、原子炉容器検査装置の検査条件は、高温(約 200°C)、放射線(最大 10Sv/h)、炉容器とガードベッセ ル間の狭隘空間(約30cm)、垂直壁面の無軌道遠隔走行、 禁水区域、窒素雰囲気など、軽水炉と大きく異なる。 このため、耐熱、耐放射線の機器を搭載し、遠隔で操 作可能な検査装置の開発を進めている。(Fig.4)??機插入装置点検台車」EL 4341 フロ・フロアバルブ|ガスカーテン装置多羽根スイング弁 TOM 原子炉容器本体 ISI案内管支持筒EL 36mEL 31m検査機原子炉容器ガードベッセルFig.4 RV outer surface ISI system6高速原型炉 ISI 方針の策定軽水炉においては、機械学会維持規格[3] に基づき ISI を実施している。一方、「もんじゅ」では、3章に示 すように、LBB が成立することから ISI として要求す る検査、評価が異なる。また、ISI 技術の開発の項に示 すように、検査装置も軽水炉と大きく異なることから、 検査に適用する試験手法も異なる。軽水炉維持規格[S] の考え方を踏襲しつつも、「もんじゅ」の特徴を踏まえ た ISI 方針を確立する。5.2 高速炉保全技術の確立建設段階において蓄積した保全データ、及び本格運転 開始後に複数回の保全サイクルを経て得られる保全デー タを評価(保全活動の PDCA の実施)し、以下の高速炉 保全技術を確立する。 1 高速炉特有設備の劣化メカニズムの確立初期値及び第1回、2回の点検における As Found デ ータの採取や運転中における劣化データを取得し、 劣化状況の把握とその対応として実施した点検の評 価に基づき高速炉特有設備の劣化メカニズムを確立する。 2 運転及び点検時の運転・保守経験に基づく設備ごとの故障の評価 プラント長期停止時の保全データの評価及び運転開 始以降の定格運転条件を含めた保全データの収集、評 価により、偶発的な不具合事象及び経年劣化事象の傾 向を把握し、高速炉特有設備の故障の発生の推移の評 価により状態監視を含めた点検手法を確立する。 3 保全の評価に基づく保全内容の確定前述の劣化メカニズム、故障データを反映するととも に、保全計画の策定から、実施、評価の PDCA により、 合理的な高速炉の保全内容を確定する。ISI 実績に基づく高速炉 ISI 技術の確立 開発した ISI装置の実機適用し、その技術の実証、検 査における問題点の摘出とその改良、検査実績に基 づくISI 方針の妥当性評価を行い、高速炉 ISI 技術(検 査技術並びに検査方針(高速炉維持規格))を確立す る。6. おわりに「もんじゅ」は 40%出力プラント確認試験に向け、 健全性確認を進めている水・蒸気及びタービン系の点検 及び機能確認により不具合を確実に摘出し対応するとと もに、経年劣化にも留意し、確実な保全の実施に向けて 取り組んでいる。 - 今後実施する性能試験、本格運転を通じ、ナトリウム 冷却高速増殖発電プラントの信頼性を実証するとともに、 運転経験を通じたプラント保全技術を確立する。1639参考文献 [1] 「長期停止後の高速増殖原型炉「もんじゅ」の 試運転再開について」 日本保全学会 保全学 Vol.9,No.4 (2011) [2] 日本電気協会「原子力発電所の保守管理規定」(JEAC4209-2007) [3] 日本電気協会「原子力発電所の保守管理指針」(JEAG4210-2007)[4] 日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準:2008」 [5] 日本機械学会「発電用原子力設備規格 維持規格 (JSMESNAI))Vol.9,[S]日本機械学会「発電用原子力設備規格 維持規格 (JSMASNAI)」(JEAC(平成 23 年8月 31 日)164“ “高速増殖原型炉「もんじゅ」の保全“ “仲井 悟,Satoru NAKAI,内橋 昌也,Masaya UCHIHASHI,金子 義久,Yoshihisa KANEKO
平成7年 12月の2次主冷却系ナトリウム漏えい事故以 降、約14年半の長期にわたり停止状態であった高速増殖 原型炉「もんじゅ」は、社会的な受容の確立、運転管理 の向上、ナトリウム漏えいに係る安全性の向上等を実施 し、平成22年5月6日には、14年半ぶりに性能試験再開 した。現在は、40%出力プラント確認試験に向け水・蒸 気及びタービン系の点検及び機能確認を進めている。 [1]高速増殖炉は、燃料の増殖と放射性廃棄物中のマイナ ーアクチニドを燃料として再利用できることから、ウラ ン燃料を有効に利用できるとともに環境負荷を低減でき る特長を有している。「もんじゅ」は、原型炉として実証 炉・実用炉の設計、運転保守に不可欠な技術を確立する役 割、即ち安全・安定運転を達成しプラントとしての信頼 性を実証するとともに、運転経験を通じて、実証炉等に 適用する運転、保全技術等を確立する。ここでは、軽水 炉と異なる固有の設備を有する「もんじゅ」の保全につ いて紹介する。
2. 高速増殖原型炉「もんじゅ」の意義2.1 高速増殖炉サイクル高速増殖炉は、1燃料の増殖:発電しながら消費した燃 料以上の燃料を生産することによりウラン資源の利用 効率を飛躍的に高め、我が国の長期的エネルギー安定供 給に大きく貢献する、2マイナーアクチニドの燃焼:高レ ベル放射性廃棄物中の長期に残留する放射能を低減し、 環境負荷を低減することができる、3発電過程で温室効果 ガスを排出せず、ライフサイクルを通した排出について も他の電源に比べて十分に小さいとの原子力発電の特長 を超長期に持続できるとの特長を有している。これらの特長を最大限に活用できる次世代システム (高速増殖炉と関連する核燃料サイクル)は、経済社会 の持続的発展の鍵である。この次世代システムを実現す るため、革新的な技術の導入を目指した高速増殖炉サイ クル実用化研究開発(以下、FaCT プロジェクト)と高速 増殖炉発電所の国内技術の確立を目指した「もんじゅ」 研究開発の 2 つのプロジェクトが両輪となって研究開発 を進めている 2.2 「もんじゅ」の役割 ・「もんじゅ」は、高速増殖炉実用化に向けた原型炉と して実証炉・実用炉の設計、運転保守に不可欠な技術を確 立する役割がある。即ち、安全・安定運転を達成すると ともに、性能試験等の実機データから発電プラントとし ての信頼性を実証する。さらに、運転経験を通じて、実159証炉等に適用する運転、保守・補修技術等のナトリウム 取扱技術を確立するとともに、将来の高速増殖炉プラン ト技術者の育成、技術の継承を行なっていく。2010 年に性能試験を再開した「もんじゅ」は約3年の 性能試験を行い、得られた試験データにより検証された 設計評価手法を実証炉の概念設計及び基本設計に適用し、 実プラントデータに基づく信頼性の高い、合理的な実証 炉設計に反映する。その後、本格運転を行い、計画通りの安定運転に取り 組み、高速増殖炉発電炉の信頼性を実証する。これら運 転を通じて、ナトリウム機器の安定性や経年的特性の把 握を行い、定期的な点検や不具合補修等の経験に基づき ナトリウム冷却高速増殖炉の運転・保守技術の確立を図 る計画である。更に、長期的には「もんじゅ」を高速増 殖炉実用化に向けた研究開発等の場とし、燃料開発の中 性子照射などの利用・活用を進める。3. 保全の観点からの「もんじゅ」の特徴・「もんじゅ」はナトリウム冷却高速増殖原型炉であり、 保全を行う観点、すなわち冷却材バウンダリの機能、炉 心で発生した熱の輸送機能、原子炉の制御機能等にかか る機能の維持の観点から、その特徴は、以下のとおりで ある。 (1) 冷却材がナトリウムであり、ステンレス鋼や低合金 鋼等のナトリウムとの共存性の優れた材料を用い、ナト リウムの純度管理を行うことにより腐食にかかる破損は 生じない。このことから、ナトリウム接液部に関しての 開放点検、分解点検は、原則不要である。但し、定期的 に実施する蒸気発生器の圧力開放板やナトリウム一水反 応を検出する水素計の交換時には、当該設備に係るバウ ンダリの開放が必要となる。 (2) 原子炉冷却材バウンダリを構成する機器の材料は、 主として延性に富むオーステナイト系ステンレス鋼であ り、かつ高い朝性を示す温度領域で使用される。ナトリ ウム冷却材及びナトリウムを内包する機器の材料の特徴 は、系統の内圧が低いことにより、肉厚貫通以前の欠陥 から急速な伝播型破断へ至る恐れはない。ナトリウム漏 えいが生じた場合においても、原子炉容器の外側に設け たガードベッセル等により崩壊熱除去のための液位は確 保される。「もんじゅ」の冷却材バウンダリ外へのナトリウム漏 えいは、いくつかの異なった方法により速やかに確実に使用条件軽水炉(PWR) | 高速炉(もんじゅ) 高速炉の特徴 冷却材ナトリウム |熱応力大水原子炉出口温度約 320°C529°C高温原子炉出入口温度差30°C132°C温度差大, 熱応力大運転圧力約16MPa約1MPa1低圧原子炉容器内径約4m約7m大口径原子炉容器胸部板厚約 200 mm約 50mm薄肉内径/板厚比 (原子炉容器)約20約140薄肉大口径平成18年3月9日日本機械学会発電用設備患格査員会検出できる。このことから、ナトリウムを冷却材とする「もんじゅ」 においては、例えば、熱応力による亀裂によりナトリウ ムバウンダリが破損したとしても、破損により生じるナ トリウム漏えいを検知し、原子炉停止等の必要な処置を とることにより原子炉の安全性は担保される。(LBB: Leak Before Break の成立) (3) ナトリウム漏えいを検出するナトリウム漏えい検出 器、蒸気発生器における伝熱管破損時に発生するナトリ ウム-水反応を検出するナトリウム中水素計、ナトリウム の電磁気特性を利用した誘導型ナトリウム液面計等の高 速炉特有の計装系を有しているほか、燃料取扱設備等の 軽水炉と構造、仕様が大幅に異なる設備がある。また、「もんじゅ」は、長期停止状態後の性能試験の第 1段階である炉心確認試験において、ほぼ 0%出力の運転 を行ったものの、水・蒸気系、タービン・発電機系を含 めたプラント全体を使用した出力運転に向けての準備中 であり、十分な運転・保守実績を有していないこと、ま た、国内においては、ナトリウム冷却高速実験炉「常陽」 の運転・保守経験を有しているのみであることから、保 守に関する知見は今後蓄積する必要がある。- 高速炉の特徴を Table-1 に、「もんじゅ」の系統構成を Fig.1 に示す。Table 1 Feature of Sodium Cooled Fast Reactor160排气筒外部しゃへい建物 アニュラス循環排気装置蒸気発生器入口止弁)必器出口止井原子炉格納容器mamoreamwwwy [Lewisses主蒸気止弁[代くらいながさきけんいる。PRICS中間熱交換器 流最計1祷環過熱器EA作品ターバイパス弁発電機空気冷却器BUT!1ラン制御棒駆動機構 液面計911504復水器MONC流量計分離器2次主循環 ポンプWeeeeeeeeeeeeeeN電気ポンプ空気冷却器 出口止弁蒸発器?????原燃料どうりで蒸気発生器出口止弁取水口放水口Penny wwwww熱交換器原子炉補機冷却海水系配管Fig. 1Schematic of Monju4. 「もんじゅ」保全の現状 4.1 「もんじゅ」保全の考え方 軽水炉の保守管理は、「原子力発電所の保守管理規程 (JEAC4209)」[2]、ならびに「原子力発電所の保守管理 指針(JEAG4210)」 [3] に基づき実施されている。「もんじゅ」においても同規程・指針と同様の手法によ り、計画、実施、評価、改善活動を継続的に行い、「品質 保証の考え方に基づき、保全活動の継続的な評価と改善 を実施することにより、原子力発電施設の安全性と信頼 性向上を図る」こととしている。 また、「もんじゅ」は建設段階にあること、長期停止状 態から運転を再開すること、ナトリウム系統・機器は、 ナトリウム、アルゴンガス純度を管理することにより内 面の腐食減肉がほとんど無視できること等の特徴を考慮 した保全技術の確立を目指している。の策定、保全の実施、点検・補修等の結果の確認・評価、 点検・補修等の不適合管理及び是正処置、保全の有効性 評価を行い、保守管理の継続的な改善を図っている。 なお、機器の保全方式を定めるにあたっては、機器の故 障が発生した際にその機能を喪失しても原子炉施設の安 全性に与える影響が小さいと判断できる場合を除き、予 防保全を基本とした保全方式を選定している。 また、ナトリウム系、アルゴンガス系、燃料取扱設備等 の「もんじゅ」特有の設備については、運転・保守経験 が少ないことから、時間基準保全を中心とした予防保全 とし、点検頻度は、点検頻度の炉外試験等により点検頻 度が確立しているポンプメカニカルシール等の一部機器 を除きメーカ推奨値を用いている。今後、保守経験を積 み、保守管理手法を確立することにより、「もんじゅ」特 有設備についても、設備の機能、重要度、故障時の影響、 劣化事象と点検等を考慮し、点検の最適化を行う。 現在、「もんじゅ」は、建設の第2段階の保全プログラ ム(炉心確認試験終了後から 40%出力プラント確認試験 終了まで)に基づいて、保全を実施している。4.2 現状の「もんじゅ」保全プログラムの特徴「もんじゅ」は、平成 21 年1月に高速実験炉「常陽」 の運転・保守経験、海外 FBR・国内軽水炉及び不具合事 例等の知見を基に「もんじゅ」の運転・保守実績を考慮 し、社内基準及びメーカ基準に基づき、予防保全を基本 とした建設段階の保全プログラム(第 1 段階として炉心 確認試験終了までの保全プログラム)を策定した。 具体的には、保全対象範囲の抽出、保全重要度の設定、 保全活動管理指標の設定及び監視計画の策定、保全計画の策定、保全の実施、点検・補修等の結果の確認・評価、 点検・補修等の不適合管理及び是正処置、保全の有効性 評価を行い、保守管理の継続的な改善を図っている。 なお、機器の保全方式を定めるにあたっては、機器の故 障が発生した際にその機能を喪失しても原子炉施設の安 全性に与える影響が小さいと判断できる場合を除き、予 防保全を基本とした保全方式を選定している。 また、ナトリウム系、アルゴンガス系、燃料取扱設備等 の「もんじゅ」特有の設備については、運転・保守経験 が少ないことから、時間基準保全を中心とした予防保全 とし、点検頻度は、点検頻度の炉外試験等により点検頻 度が確立しているポンプメカニカルシール等の一部機器 を除きメーカ推奨値を用いている。今後、保守経験を積 み、保守管理手法を確立することにより、「もんじゅ」特 有設備についても、設備の機能、重要度、故障時の影響、 劣化事象と点検等を考慮し、点検の最適化を行う。 現在、「もんじゅ」は、建設の第2段階の保全プログラ ム(炉心確認試験終了後から 40%出力プラント確認試験 終了まで)に基づいて、保全を実施している。161Fig.2 Check scenery of Circulating Water Pump5. 今後の方向性 5.1 保全プログラムの今後の展開現在運用中の保全プログラムは、建設段階のプラント を対象として構築したが、今後の本格運転に向けて以下 の項目を実施する。 1 率論的安全評価(PSA)を踏まえた保全重要度の設建設段階の保全プログラムにおいては、アクシデント マネジメント(AM)設備を対象とした PSA 結果を用 いて、軽水炉と同様にリスク重要度を評価し、その結 果に基づき保全重要度を設定している。 発電プラントとして、その他の系統についても同様の 手法によりリスク重要度を評価し、保守的に定めてい る保全重要度を適切に設定する。 2「もんじゅ」特有設備の劣化メカニズムの整理ナトリウム系、アルゴンガス系、燃料取扱設備等の「も んじゅ」特有設備については劣化事象とその対応処置 について、原子力学会標準にまとめられている[4]軽水 炉の知見をそのまま適用することはできない。このた め、材料、環境条件等から機器の部位(部品)で生じ る劣化事象を整理し、それを適切に把握するための手 法を劣化メカニズムとして整理する。 3「もんじゅ」及び「常陽」の運転・保守経験に基づく 設備ごとの保守データの整理 これまでの「もんじゅ」の保全データを体系的に整理 し、かつ、実験炉「常陽」の運転・保守経験も踏まえ、 上記の劣化事象と合わせ、劣化事象とその対応する処 置(点検)をまとめ、「もんじゅ」版劣化メカニズム 整理表を作成する。4機器部位ごとの機能、劣化事象に基づく保全内容の決「もんじゅ」 特有設備並びに軽水炉と同様の設備につ いて、機器機能と構造の整理、部品単位で整理した劣 化メカニズムの検討結果、これまでの保全の実施状況、 プラント運転中の状態監視パラメータ等を整理し、そ の機器に必要な点検項目を定め、現状の保全と照らし て、過不足がないことを確認すると共に、最適な点検 項目、方法、頻度等の保全内容を決定する。管坂H形鋼内筒COACHARRIE空の会きたーー!!!伝熱管サポートFig.3 Steam GeneratorTable.2 Mechanism of deterioration (Steam Generator)機能「故障モード考慮すべき劣化事象 疲労(割れ)、摩耗、 腐食、クリーブ1内部漏えい疲労(割れ)、腐食主要部品 伝熱管 低合金鋼 管板(給水、蒸気出口) 低合金鋼 蒸気出口ノズル 低合金鋼 給水入口ノズル 低合金鋼疲労(割れ)、腐食、耐圧 (構造)疲労(割れ)、腐食外部漏えい「疲労(割れ)、クリープ疲労(割れ)、腐食疲労(割れ)低合金鋼 メンテナンスホール 低合金鋼 下部鏡板 重低合金鋼 伝熱管 低合金鋼 伝熱管サポート ステンレス鋼スケール付着熱交換熱交換 性能低下疲労割れ5供用期間中検査(ISI) 技術の開発「もんじゅ」の供用期間中検査(ISI)は、LBB が成立す162 -ることから、連続漏えい監視が主体であるが、安全上 特に重要な機器に対しては最新の開発成果を取り入れ て計画的に検査装置開発を行うこととしており、(1)原 子炉容器検査装置、(2)蒸気発生器伝熱管検査装置、(3)1 次主冷却系配管検査装置については、1970年代から開 発・整備を進めている。「もんじゅ」 ISI の特徴としては、 例えば、原子炉容器検査装置の検査条件は、高温(約 200°C)、放射線(最大 10Sv/h)、炉容器とガードベッセ ル間の狭隘空間(約30cm)、垂直壁面の無軌道遠隔走行、 禁水区域、窒素雰囲気など、軽水炉と大きく異なる。 このため、耐熱、耐放射線の機器を搭載し、遠隔で操 作可能な検査装置の開発を進めている。(Fig.4)??機插入装置点検台車」EL 4341 フロ・フロアバルブ|ガスカーテン装置多羽根スイング弁 TOM 原子炉容器本体 ISI案内管支持筒EL 36mEL 31m検査機原子炉容器ガードベッセルFig.4 RV outer surface ISI system6高速原型炉 ISI 方針の策定軽水炉においては、機械学会維持規格[3] に基づき ISI を実施している。一方、「もんじゅ」では、3章に示 すように、LBB が成立することから ISI として要求す る検査、評価が異なる。また、ISI 技術の開発の項に示 すように、検査装置も軽水炉と大きく異なることから、 検査に適用する試験手法も異なる。軽水炉維持規格[S] の考え方を踏襲しつつも、「もんじゅ」の特徴を踏まえ た ISI 方針を確立する。5.2 高速炉保全技術の確立建設段階において蓄積した保全データ、及び本格運転 開始後に複数回の保全サイクルを経て得られる保全デー タを評価(保全活動の PDCA の実施)し、以下の高速炉 保全技術を確立する。 1 高速炉特有設備の劣化メカニズムの確立初期値及び第1回、2回の点検における As Found デ ータの採取や運転中における劣化データを取得し、 劣化状況の把握とその対応として実施した点検の評 価に基づき高速炉特有設備の劣化メカニズムを確立する。 2 運転及び点検時の運転・保守経験に基づく設備ごとの故障の評価 プラント長期停止時の保全データの評価及び運転開 始以降の定格運転条件を含めた保全データの収集、評 価により、偶発的な不具合事象及び経年劣化事象の傾 向を把握し、高速炉特有設備の故障の発生の推移の評 価により状態監視を含めた点検手法を確立する。 3 保全の評価に基づく保全内容の確定前述の劣化メカニズム、故障データを反映するととも に、保全計画の策定から、実施、評価の PDCA により、 合理的な高速炉の保全内容を確定する。ISI 実績に基づく高速炉 ISI 技術の確立 開発した ISI装置の実機適用し、その技術の実証、検 査における問題点の摘出とその改良、検査実績に基 づくISI 方針の妥当性評価を行い、高速炉 ISI 技術(検 査技術並びに検査方針(高速炉維持規格))を確立す る。6. おわりに「もんじゅ」は 40%出力プラント確認試験に向け、 健全性確認を進めている水・蒸気及びタービン系の点検 及び機能確認により不具合を確実に摘出し対応するとと もに、経年劣化にも留意し、確実な保全の実施に向けて 取り組んでいる。 - 今後実施する性能試験、本格運転を通じ、ナトリウム 冷却高速増殖発電プラントの信頼性を実証するとともに、 運転経験を通じたプラント保全技術を確立する。1639参考文献 [1] 「長期停止後の高速増殖原型炉「もんじゅ」の 試運転再開について」 日本保全学会 保全学 Vol.9,No.4 (2011) [2] 日本電気協会「原子力発電所の保守管理規定」(JEAC4209-2007) [3] 日本電気協会「原子力発電所の保守管理指針」(JEAG4210-2007)[4] 日本原子力学会標準「原子力発電所の高経年化対策実施基準:2008」 [5] 日本機械学会「発電用原子力設備規格 維持規格 (JSMESNAI))Vol.9,[S]日本機械学会「発電用原子力設備規格 維持規格 (JSMASNAI)」(JEAC(平成 23 年8月 31 日)164“ “高速増殖原型炉「もんじゅ」の保全“ “仲井 悟,Satoru NAKAI,内橋 昌也,Masaya UCHIHASHI,金子 義久,Yoshihisa KANEKO