解説記事 「海外における保守高度化の取組み」（４） 米国原子力発電所の経年劣化管理及び運転認可更新プロセス
公開日:１．はじめに
米国では原子力発電所の長期運転が進んでおり、80年までの運転認可を取得したプラントが出ている。更に100年運転に関する議論も行われている。本解説記事では、米国原子力発電所における長期運転のための経年劣化管理及び運転認可更新について、長期運転の意義、運転認可更新プロセス、運転認可更新のためのガイダンス文書（GALL報告書）、運転認可更新の審査状況等を紹介する。また、略語表を最後に掲載した。
２．米国におけるプラント長期運転の意義
1980年代、米国で運転中の原子力発電所のうち2010年までに数基が、2015年までに全体の約4割が運転認可期間を終了することが認識されるようになり、原子力発電所の長期運転は電力供給能力の点から重要であるとの観点から、長期運転のための研究や、規制枠組みの検討が米国原子力規制委員会（NRC）、原子力産業界等で開始された。
米国の原子力法では、独占禁止法等により原子力発電所の運転認可期間が40年に定められており、これを更新することが可能である。原子力法を踏まえ、40年を超えて原子力発電所を運転するための認可手続きを定めた、原子力発電所の運転認可更新（LR）規則（10 CFR Part 54）が1991年にNRCによって制定された。本規則では1回の更新で最大20年延長可能（60年までの運転を許可）であること等が規定された。NRCはLR規則を検討する際に、規則案の公表や公開ミーティングの開催等によって、産業界や公衆から広く意見を募集していた。公表されたLR規則に対し、産業界から保守規則（10 CFR 50.65）で管理される構築（造）物、系統及び機器（SSC）について、LRの際にも再度検討を必要とするもの（規制の重複）だったためLR規則の実施は困難である、といったコメントが数多く寄せられた。このため、NRCはLR規則を見直すこととし、再度産業界や公衆から意見を募集した。こうして改定されたLR規則（保守規則対象の動的機器は対象外とされた）は1995年に公表された。
最初のLR申請が行われたのは1998年であり、2023年4月までに94基の原子力発電所に対して更新認可が発給されている。原子力発電所の新規建設の機運が高まりつつあった2000年代には、80年までの運転を許可する2回目の運転認可更新（SLR）の検討がNRC、産業界等で開始され、SLRの規制枠組みが議論されたが、最終的にLR規則を改定することなく制度化された。最初のSLR申請が行われたのは2018年であり、2023年4月までに6基の原子力発電所に対して2回目の更新認可が発給されている。
昨今の新規建設に掛かる費用や建設時からの減価償却を考えると、LRの経済的な恩恵は大きいと思われる。ただし、LRは認可上の手続きであり、これまで通りの保全に加えて、経年劣化管理のためのリソースを要するだけでなく、必要に応じて長期運転のために大型機器、配管、計装システムを取り替えるといった大規模な設備変更等が行われる。
2022年末時点での米国の原子力発電所の運転年数を図1に示す。運転中の原子力発電所のうち、殆どの運転年数は30年を超え、約6割は40年を超えている。あと10年もすれば運転年数が60年を超える原子力発電所が出てくる見込みである。2021年には、100年運転について公開での議論が行われ、NRCは、100年運転の安全性を裏付けるために必要な研究開発分野を特定することが重要であると認識している。
３．米国LRのプロセス
LR規則では、スコーピング（scoping）と呼ばれる対象範囲に含まれるSSCの特定、そこからスクリーニング（screening）と呼ばれる長寿命の静的SSCの摘出を行い、想定される経年劣化影響に対して適切な経年劣化管理を延長運転期間中に実施することが、運転認可更新の認可条件となっている。
スコーピングで特定される具体的なSSCは以下の通りである。
1. 安全関連SSCであって、設計基準事故が発生しても所定の機能（原子炉冷却系圧力バウンダリ健全性維持、安全停止の達成及び維持、公衆被ばく制限のための事故影響の防止または緩和）を維持できるように保証されているもの。
2. 非安全関連SSCであって、故障すると上記1のSSCの機能を妨げるもの。
3. プラント評価・安全解析により、以下の規則に適合するために必要な機能を担っているもの。
10 CFR 50.48（火災防護）
10 CFR 50.49（耐環境性能検証（EQ））
10 CFR 50.61（加圧熱衝撃（PTS））
10 CFR 50.62（スクラム不能事象（ATWS））
10 CFR 50.63（全交流電源喪失（SBO））
これらのSSCに対し、スクリーニング、経年劣化管理レビュー（AMR）を実施し、必要に応じて期間限定経年劣化解析（TLAA）の検討を実施する。
スクリーニングでは、保守規則の対象外である定期的には交換されない長寿命の静的SSCを摘出する。そして、AMRによって、環境、材料、及び想定される経年劣化メカニズム（影響）の組み合わせ毎に経年劣化管理プログラム（AMP）を特定することで、延長運転期間を通じて摘出されたSSCの要求機能が維持され、経年劣化影響が適切に管理されることを実証する。AMPとは、特定の系統における経年劣化メカニズム／影響を対象とし、それらを管理するための手法が記載されたもので、各AMPは以下の10の属性で構成される。
1．プログラムのスコープ
2．予防処置
3．監視／検査パラメータ
4．経年劣化影響の検知
5．監視及び傾向分析
6．許容基準
7．是正処置
8．確認プロセス
9．運営管理
10．運転経験
なお、スクリーニングからAMRの実施までは総合プラント評価（IPA）と呼ばれている。
TLAAでは、既存の経年劣化解析の想定期間（例えば40年）が限定されているもの（中性子照射脆化、金属疲労等）を摘出し、以下を実証する。
・既存の解析の想定期間が、追加の認可期間（延長運転期間）まで含む。
・再解析した結果、延長運転期間まで考慮しても結論に変わりはない。
・延長運転期間を通して経年劣化影響が適切に管理される。
事業者がNRCに提出するLR申請書（SLR申請書）の構成は以下の通りである。
1章：一般情報
2章：スコーピング、スクリーニング
3章：AMR
4章：TLAA評価
付録 A：最終安全解析書（FSAR）補遺版（AMP及びTLAAの概要、誓約事項リスト）
付録 B：AMP（機械、電気、及び土木）
付録 C：産業界ガイダンス等引用の際の検討項目
（ある場合）
付録 D：Tech. Spec.（日本の保安規定相当）の変更点
（ある場合）
付録 E：環境報告書
米国のLRプロセスは概ね以下の通りである。
・申請者（事業者）は現行の運転認可期限の20年～5年前までに申請書を提出する。
・申請書の受理により受け付けられる公聴会の請願に対し、必要と認められた場合に公聴会を開催する。
・審査は、技術情報に対する安全審査と、環境情報に対する環境審査の同時並行で行われる。
・申請書に対する審査及び監査に基づき、NRCは申請書の記載事項の不整合や根拠不足等に対する追加情報要求（RAI）を申請者に送付し、申請者は1ヵ月以内にRAI回答をNRCに提出する。なお、SLRの審査では、情報確認要求（RCI）によりRAI数及び後述の未合意事項数が低減されている。
・審査に基づき、NRCは安全評価報告書（SER）及び補足環境影響声明書（SEIS）を発行する。SER案には、NRCと申請者とのRAIのやり取りで解決しなかった課題が未合意事項として含まれる場合がある。申請者が未合意事項に対処しNRCが承認すれば、SERは最終化される。
・NRC内部での審議、必要に応じての公聴会を経て、NRCは更新認可を発給する。
・更新認可発給後、NRCは（審査を踏まえて更新された）後述する誓約事項の実施状況を検査で確認する（殆どは延長運転期間に入る前までに実施）。
NRCの標準の審査期間は、当初、公聴会のない／ある場合で22ヵ月／30ヵ月であったが、審査の効率化により公聴会のない場合で18ヵ月となっている。
LRのプロセスで特徴的なのは、環境審査が行われること、必要に応じて公聴会が開催される他、LR申請時点で経年劣化への対処が完了していなくても、延長運転期間に入るまでのAMPの策定、実施等（誓約事項の実施）を前提条件としてNRCの審査が行われることである。また、申請が認可期限の20年前から可能になっているのは、運転開始から20年程度運転すれば、経年劣化に関する知見が蓄積されるとの考えによるものである。
４．GALL報告書からGALL-SLR報告書への
追加項目
米国における原子力発電所の運転経験を踏まえ、経年劣化に関する知見をまとめたGALL報告書（NUREG-1801）が2001年に公表された。GALL報告書は、LRの安全審査での経験等を踏まえ、これまでに2回改訂されている。GALL報告書には、機械、電気、及び土木に関する標準のAMPが40件以上掲載されている。これにより、安全審査においてNRCは、申請書におけるAMPとGALL報告書のAMPとの整合性を確認し、AMPの強化又はプラント固有の部分に着目して審査を行っている。
2017年に公表されたSLRのためのGALL報告書（GALL-SLR、NUREG-2191）では、60年超運転で懸念される経年劣化事象について考慮されている。NRCは、SLRを保証するために解決する必要がある技術問題を検討するため、2008年から2015年にかけて開催された60年超運転に関するワークショップ、会議、ミーティング等から情報を収集し、以下の問題を特定してGALL-SLR報告書に反映している。
・原子炉（圧力）容器（RPV）照射脆化
・炉内構造物の照射誘起応力腐食割れ（IASCC）
・コンクリート構造物及び格納容器劣化
・電気ケーブルのEQ
・状態監視及び評価
GALL-SLR報告書における主な変更は以下の通りである。
・前文「AMR項目の複数AMPの使用に関する説明」：
プラントの状態に合わせて複数のAMPからいずれかを使用することを記載
・前文「産業界文書の最新版の使用に関するガイダンス」：
GALL-SLR報告書に示されているよりも最新版の産業界文書の使用について、NRCのレビューの上、承認されたものを使用してもよいことを記載
・付録B「AMPに関する運転経験」：
各TLAA及び各AMPの「10. 運転経験」で示された内容の具体的な情報源を記載
GALL-SLR報告書II章からVIII章のAMR表で扱われている機器に変更や追加はないが、AMR表には、変更、修正、あるいは削除された箇所が明確化された欄が追加されている。GALL-SLR報告書のIX章「構造物、機器、材料、環境、経年劣化影響、並びに経年劣化メカニズムの定義と用法」における主な変更は以下の通りである。
・B「構造物及び機器」：
電気絶縁材、ASME対象外の構造物AMPにおける構造物機器のアクセス不能領域、及び断熱材を追加
・C「材料」：
アルミニウム、コーティング／ライニング、銅合金、及びダクタイル鉄を追加。断熱材を削除。「低合金鋼、強度＞150ksi」を「高強度鋼」に、「ポリマー」を「様々な有機ポリマー、ポリマー材料」に変更
・D「環境」：
空気を追加、「埋設及び地下」を「埋設」と「地下」に分割等
・E「経年劣化影響」：
「フレッチングあるいはロックアップ」を削除、流量閉塞、長期材料損失、コーティングあるいはライニングの健全性喪失を追加等
・F「重要な経年劣化メカニズム」：
ほう酸水浸入及び被覆破損を削除、「化学反応、風化、沈下、あるいは補強腐食によるき裂（強化コンクリートのみ）、層間剥離、剥離、金属剥離、ポップアウト、スケーリング、あるいはキャビテーションによる材料損失」を追加等
GALL-SLR報告書のX章「TLAA」及びXI章「AMP」における主な変更は以下の通りである。
・X.M2「中性子フルエンス監視」を追加
・XI.M5「BWR給水ノズル」及びXI.M6「BWR制御棒駆動機構戻り配管ノズル」を削除（前者はXI.M1「ASMEコードXI供用期間中検査（ISI）、Subsection IWB, IWC, 及び IWD」により、後者は別のAMPにより管理されるため）
・XI.M42「スコープ内の配管、配管機器、熱交換器、及びタンクの内部コーティング／ライニング」を追加
・GALL報告書のXI.E3「10 CFR 50.49（EQ）対象外のアクセス不能な電源ケーブル」を、ケーブルの種類毎に、XI.E3A「10 CFR 50.49（EQ）対象外のアクセス不能の中電圧電源ケーブルの電気絶縁材」、XI.E3B「10 CFR 50.49（EQ）対象外のアクセス不能の計装ケーブルの電気絶縁材」、及びXI.E3C「10 CFR 50.49（EQ）の対象外のアクセス不能の低電圧電源ケーブルの電気絶縁材」に分割
・XI.E7「高電圧絶縁材」を追加
GALL-SLR報告書には、GALL報告書改訂版（NUREG-1801, Rev. 2）の公表後に作成された運転認可更新に関する暫定スタッフガイダンス（LR-ISG）の内容が反映されており、LR-ISGを通じて、他産業の運転経験も取り入れられている。LR-ISGは、GALL報告書やLRのための標準審査指針（SRP-LR）の次回改訂時に反映されるまでの間、NRCスタッフの審査見解として使用し、申請者は申請書の中で参照可能である（SLR-ISGも作成されている）。
例えば、LR-ISG-2011-03「GALL報告書（NUREG-1801, Rev. 2） AMP XI.M41（埋設及び地下配管並びにタンク）」において以下の様に記述されている。
「ガスや石油を輸送する埋設配管では炭酸塩割れが検出されているが、商用原子力発電所の埋設配管でそのようなひび割れが発生した事例はないと認識している。従って、そのようなひび割れを、管理を要する経年変化として挙げたAMR項目はないが、露出した金属配管を検査する機会があれば、実証されている検査手法を用いて表面にひび割れがないかどうかを検査するべきである。」
また、NUREG-2222「SLRに関するガイダンス文書（NUREG-2191（GALL-SLR）及びNUREG-2192（SRP-SLR））案に対する公衆コメント対応について」には、以下の様に記述されている。
「NRCスタッフは、LR-ISG-2015-01「埋設及び地下配管並びにタンク推奨の変更」の作成中に特定の環境で発生する埋設鋼製機器の炭酸塩割れの可能性に基づいて、鋼製機器の応力腐食割れ（SCC）を追加した。」
５．EPRI等の研究知見の活用状況
GALL報告書又はGALL-SLR報告書には、NRCの規則、規制指針（Regulatory Guide）、NUREG報告書、一般通達文書（Generic Letter、Information Notice等）の他に、産業界文書（NEI、EPRI等）、規格標準類（ASME、IEEE、ASTM等）を含む、数多くの参考文献が引用されている。例えば、GALL-SLR報告書XI章のAMP XI.M4「BWR 圧力容器内径アタッチメント溶接部」では、以下のEPRI文書が引用されている。
・BWRVIP-03, Rev. 6 (EPRI 105696-R6)「RPV及び炉内構造物評価ガイドライン」
・BWRVIP-14-A (EPRI 1016569)「BWR炉内構造物におけるステンレス鋼のき裂進展評価」
・BWRVIP-48-A (EPRI 1009948)「圧力容器内径アタッチメント溶接検査及び欠陥評価ガイドライン」
・BWRVIP-52-A (EPRI 1012119)「シュラウドサポート及び圧力容器ブラケット補修設計基準」
・BWRVIP-59-A (EPRI 1014874)「BWR炉内構造物におけるニッケル基オーステナイト合金のき裂進展評価」
・BWRVIP-60-A (EPRI 1008871)「BWR炉内構造物における低合金鋼のき裂進展評価」
また、PWRに関するAMP（例えば、XI.M16A「PWR炉内構造物」）でも、複数のEPRI文書（材料健全性プログラム（MRP）報告書）が引用されている。これらは、LR規則が検討された1980年代より、NRCだけでなく産業界等が協力して運転認可更新のための技術的評価を行ってきたことと関係がある。こうした技術的評価は、LR規則の制定後も継続して行われており、LR規則の技術的基盤を強化している。
６．審査状況
1998年に最初のLR申請書が提出されて以降、2023年4月までに、94基のプラントに更新認可（60年運転）が発給され（発給後永久停止したプラント10基を含む）、2基が審査中である。
SLRについては、2018年に最初のSLR申請書が提出されて以降、2023年4月までに、6基のプラントに2回目の更新認可（80年運転）が発給されている。また、10基が審査中である。なお、2022年2月に、NRCスタッフのSLR環境審査の不備により、更新認可が発給された6基のうち4基に対し認可期限を発給前の60年に一旦戻し、環境保護規則（10 CFR Part 51）の一部規定（運転認可更新に関連する部分）や環境審査で使用されるガイダンス（一般環境影響声明書（GEIS）；サイト共通の環境問題をNRCが予め評価したもの）等が更新されるまで環境審査を保留するNRC委員会命令（CLI-22-02、CLI-22-03及びCLI-22-04）が下された。Part 51の一部規定に基づき、環境審査において申請書に含まれる環境報告書の内容がGEISと整合すれば、NRCスタッフはサイト個別の環境問題のみを審査しSEISを発行する仕組みであった。しかしながら、Part 51及びGEISがSLRに対応していないことが最初のSLR申請が行われたTurkey Point-3/4等の公聴会で長らく係争されており、一度はSLRに対応しているとのNRC委員会命令が出ていたが、請願者の上訴によりNRC委員会の判断が改めて示されたものである（この前後でNRC委員長が交代している）。現在では、Part 51の一部規定の改定案やGEIS改訂案等が公表され審査スケジュールが更新されたことからSLR環境審査が再開された模様である。60年までの運転認可期限に戻された2回目の更新認可発給プラントは、環境報告書の再審査による承認で2024年頃に再度80年の認可期限に戻される見込みである。
７．まとめと考察：日本の参考となる知見
GALL報告書及びGALL-SLR報告書は、米国における膨大な技術的評価に基づいた原子力発電所における経年劣化に関する知見が盛り込まれている文書である。よって、その内容は日本だけでなく世界中の原子力発電所の高経年化対策に資するものと考えられ、GALL報告書に倣って2010年より国際版GALL報告書（IGALL）がIAEA主導で作成され定期的に更新されている。
このような文書は有用であるが、あくまでも一般的な内容である。IGALL報告書では、プラント個別の運転経験を踏まえて幅広い内容が網羅されたものとなっている。また、GALL-SLR報告書に示されている様に、NRCは長期運転における未知の経年劣化影響を懸念しており、その様な影響を未然に防ぐためにも他のプラントだけでなく他産業の運転経験も重視している。よって、各プラントは、高経年化対策において様々な運転経験に注意を払い、プラント個別に適用可能かどうかを評価し判断する必要がある。
８．略語表
AMP：Aging Management Program
（経年劣化管理プログラム）
AMR：Aging Management Review
（経年劣化管理レビュー）
ASME：American Society of Mechanical Engineers
（米国機械学会）
ASTM：American Society of Testing Materials
（米国材料試験協会）
ATWS：Anticipated Transient Without Scram
（スクラム不能事象）
BWRVIP：Boiling Water Reactor Vessel and Internals Project
（BWR圧力容器及び炉内構造物プロジェクト）
CFR：Code of Federal Regulations
（連邦規則）
EPRI：Electric Power Research Institute
（電力研究所）
EQ：Environmental Qualification
（耐環境性能検証）
FSAR：Final Safety Analysis Report
（最終安全解析書）
GALL：Generic Aging Lessons Learned
（経年劣化に関する知見（報告書））
GEIS：General Environmental Impact Statement
（一般環境影響声明書）
IAEA：International Atomic Energy Agency
（国際原子力機関）
IASCC：Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking
（照射誘起応力腐食割れ）
IEEE：Institute of Electrical and Electronics Engineers
（米国電気電子技術者協会）
IGALL：International Generic Ageing Lessons Learned
（国際版GALL（報告書））
IPA：Integrated Plant Assessment
（総合プラント評価）
ISG：Interim Staff Guidance
（暫定スタッフガイダンス）
ISI：In-Service Inspection
（供用期間中検査）
LR：License Renewal
（運転認可更新）
MRP：Materials Reliability Program
（材料健全性プログラム）
NEI：Nuclear Energy Institute
（原子力エネルギー協会）
NRC：Nuclear Regulatory Commission
（米国原子力規制委員会）
PTS：Pressurized Thermal Shock
（加圧熱衝撃）
RAI：Request for Additional Information
（追加情報要求）
RCI：Request for Confirmation of Information
（情報確認要求）
RPV：Reactor Pressure Vessel
（原子炉（圧力）容器）
SBO：Station Blackout
（全交流電源喪失）
SCC：Stress Corrosion Cracking
（応力腐食割れ）
SEIS：Supplemental Environmental Impact Statement
（補足環境影響声明書）
SER：Safety Evaluation Report
（安全評価報告書）
SLR：Subsequent License Renewal
（2回目の運転認可更新）
SRP：Standard Review Plan
（標準審査指針）
SSC：Structure, System, and Component
（構築（造）物、系統、及び機器）
TLAA：Time Limited Aging Analysis
（期間限定経年劣化解析）
参考文献
[1] Reactor License Renewal（NRCウェブサイト）
https://www.nrc.gov/reactors/operating/licensing/renewal.html
[2] IAEA-TECDOC-1736, "Approaches to Ageing Management for Nuclear Power Plants, International Generic Ageing Lessons Learned (IGALL) Final Report," April 2014.
[3] NUREG-1350,Vol. 34, "2022-2023 Information Digest," February 2023.
[4] NRC, "Closure of Activity to Consider License Renewal for 40 Years of Additional Nuclear Power Plant Operation," June 22, 2021.
[5] Title 10, Code of Federal Regulations Part 54, "Requirements for Renewal of Operating Licenses for Nuclear Power Plants"
[6] Title 10, Code of Federal Regulations Part 51, "Environmental Protection Regulation for Domestic Licensing and Related Regulatory Functions"
[7] Regulatory Guide 1.188, Rev. 2, "Standard format and Content for Applications to Review Nuclear Power Plant Operating Licenses," April 2020.
[8] NUREG-1801,Vols. 1 and 2, "Generic Aging Lessons Learned (GALL) Report," July 2001.
[9] NUREG-1801, Rev. 2, "Generic Aging Lessons Learned (GALL) Report," December 2010.
[10] NUREG-2191,Vols. 1 and 2, "Generic Aging Lessons Learned for Subsequent License Renewal (GALL-SLR) Report," July 2017.
[11] NUREG-2221, "Technical Bases for Changes in the Subsequent License Renewal Guidance Documents NUREG-2191 and NUREG-2192," December 2017.
[12] NUREG-2222, "Disposition of Public Comments on the Draft Subsequent License Renewal Guidance Documents NUREG-2191 and NUREG-2192," December 2017.
[13] License Renewal Generic Environmental Review（NRCウェブサイト）
https://www.nrc.gov/reactors/operating/licensing/renewal/sled.html
（2023年5月10日）