JANTI SANE

機械・電気設備への影響評価「中越沖地震後の原子炉機器の健全性評価委員会」の検討から

原子力総合シンポジウム 2010

２０１０年５月２７日（木） 於、日本学術会議講堂

東京大学名誉教授中越沖地震後の原子炉機器の健全性評価委員会主査

野本 敏治

JANTI SANE1

内 容

中越沖地震後の設備の状況

「中越沖地震後の原子炉機器の構造健全性評価委員会（ SANE委員会）」の活動内容から

健全性評価の全体枠組み

点検・検査（塑性ひずみの検出、基礎ボルトの評価など）

材料強度（低サイクル疲労寿命評価）

耐震安全性評価（原子炉圧力容器基礎部の事例）

損傷設備の評価（循環水配管、タンクの事例）

地震後の再起動プロセスの検討

＊ SANE: Structural Integrity Assessment for the Nuclear Power

Components experienced Niigata Chuetsu-Oki Earthquake Committee

JANTI SANE2

世界最大の発電容量：8,212 MWe

5基のBWR５（1100MWe）,2基のABWR（Advanced BWR，

1356MWe）の7基で構成

新潟県柏崎市と刈羽村に位置

柏崎刈羽原子力発電所の概要

JANTI SANE3

©Google ©ZENRIN

10km

30km

震源

柏崎刈羽原子力発電所

号機 水平-NS 水平-EW 鉛直

1 311(274) 680(273) 408(235)

2 304(167) 606(167) 282(235)

3 308(192) 384(193) 311(235)

4 310(193) 492(194) 337(235)

5 277(249) 442(254) 205(235)

6 271(263) 322(263) 488(235)

7 267(263) 356(263) 355(235)

発生日時 : 2007年7月16日 10:13 AM

マグニチュード : M 6.8

原子炉建屋基礎版上における観測加速度単位:gal (cm/s2), 括弧内は設計時の最大加速度応答値

長岡

柏崎

刈羽

新潟県中越沖地震の概要

静的水平地震力は 3 Ci ＝ 0.48 G（470Gal）

スクラム(自動停止)設定値 : 水平 : 120 ガル垂直 : 100 ガル

地震計地震計

JANTI SANE4

耐震クラス 設備の例 損傷

As*1

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

制御棒

非常用炉心冷却系

原子炉建屋

なし

A*1 なし

B

タービン設備

放射性廃棄物処理系

一部軽微な損傷を確認

(原子炉建屋天井クレーン走行継手部）

C

主発電機

変圧器

所内ボイラー

所内変圧器，主排気筒ダクト，消火系配管など

*1: 2006年に策定された新指針では，ＡｓとＡクラスはＳクラスに統一されている

中越沖地震後の発電所設備の損傷の状況

耐震設計は指針による安全上の重要度に基づきなされる。

安全上重要なＡｓ／Ａクラスの設備に損傷は確認されていない。

しかしながら，Ｂ／Ｃクラスの設備については損傷が確認されている。

JANTI SANE5

SANE委員会設立の背景と検討経緯

中越沖地震により，柏崎刈羽発電所の重要機器に外観上損傷は認められていない

しかしながら、設計を超える地震動が観察されたため，重要機器の構造健全性を評価することが望まれる

2007年9月，SANE委員会が設立、地震後の原子力機器の構造健全性評価に関して以下の検討を開始

点検・検査方法の検討

地震荷重の影響の検討（材料強度への影響，ほか）

構造健全性評価手法，基準の検討

2008年4月，建築土木分野を含む専門家８名を加え、原子炉本体基礎部の耐震安全性評価ほかの検討開始

2009年4月，地震後の再起動に関する検討開始

委員数２６名(構造／耐震，検査，疲労・材料，コンクリート構造等の専門家）、

常時参加者約40名（電力，メーカ，ほか）

JANTI SANE6

PLRポンプ, 1号機 (As)

柏崎刈羽原子力発電所の視察

RPV基礎ボルト，1号機 (As)

( ): 耐震設計クラス

NO.4ろ過水タンク (C)

変圧器基礎ボルト, 2号機 (C)

耐震設計レベルの高い機器：損傷なし

耐震設計レベルの低い機器：座屈，変形，破損などの損傷が発生

JANTI SANE7

構造健全性評価，耐震安全性評価と各WGの位置づけ

重要機器の評価 （配管,容器，支持構造物，ボルトなど）

【B-C coupled WG】地震後の構造健全性評価 (中越沖地震後)

基本点検

追加点検異常なし

点検

解析

地震応答解析

総合評価

≦判定基準

Ｙ

N

NＹ

Ssに対する耐震安全性評価

耐震安全性評価（改訂JEAC４６０１）

:SANE委員会WG

【検査WG】 【評価基準 WG】【配管振動評価 WG】

【疲労・材料試験 WG】

【再起動 WG】

【建屋機器連成 WG】

Ss: 基準地震動

JANTI SANE8

構造健全性評価（評価方法，評価基準１）

現在の評価設計基準による評価

JEAG* 4601 (原子力発電所耐震設計技術指針)

先進的な評価基準による評価，地震後評価手法の検討海外基準の適用性検討

ASME B&PV code Sec. III (Level C condition), ほか.

耐震設計と地震後評価の相違点の検討

地震情報の地震後評価への適用性検討(地震動，構造，材料，ほか)

先進的な解析方法と評価基準の検討

弾塑性解析の適用と評価基準の検討

*JEAG:Japan Electric Association Guideline

JANTI SANE9

構造健全性評価（評価方法，評価基準２）

先進的な解析，評価のための主な検討課題

設計規格の保守性多くの加震試験，強度試験が設計規格の有する保守性を証明

配管系では，機器にくらべて地震荷重の割合が大きい

0%

50%

100%

Pressure vessel

(Shell)

Pressure vessel

(Foundation bolt)

Containtment vessel

(Top cover)

Piping (Residual heat

removal system)

余裕

地震荷重

非地震荷重

設計許容応力

RPV(胴)

RPV(基礎ボルト)

格納容器(上蓋)

配管(RHR)

地震荷重の割合が大きい配管の地震後の健全性評価を中心に検討を実施中

JANTI SANE10

構造健全性評価（評価方法，評価基準３）

最新の知見，規格・基準の検討と適用性評価 ASME Code (Sec. III Level C)

応力係数，許容応力

電気協会(JEAC 4601-2008)

配管減衰定数 (中越沖地震後の評価にも適用済み)

日本機械学会 JSME S NC-CC-005

【事例規格】弾塑性有限要素解析を用いたクラス１容器に対する強度評価の代替規定

弾塑性解析

ASME level C を適用するとJEAG 4601に比べて許容応力が約20％合理化できる

JANTI SANE11

構造健全性評価（点検・検査１）

基本点検VT

漏洩試験，ほか

追加点検

NDI (PT, UT,など)

塑性ひずみ測定

基礎ボルトの評価

異常なし

点検・検査

Ｙ

N

設備の構造健全性の総合評価

基本点検と追加点検 基本点検: 目視点検のように各機器共通に実施される点検（点検・検査実施者に必要とされる資格，技能について検討）

追加点検: 非破壊検査（PT，UTなど）など基本点検の結果に応じて実施される点検・検査．(塑性ひずみの測定，基礎ボルトの検査などを検討)

予め計画する追加点検（地震応答解析で裕度の小さかった部位）

必要とされる資格，技能

塑性ひずみ，基礎ボルトの検査

JANTI SANE12

構造健全性評価（点検・検査２ ）

地震で発生した塑性ひずみの検出，評価硬さ法による塑性ひずみの評価

圧力容器などの基礎ボルトの健全性評価方法を検討，提案基本点検

目視点検， 打診試験

追加点検

UT（き裂），トルク法（緩み）

塑性ひずみと硬さの関係

130

150

170

190

210

230

250

0 2 4 6 8

ＳＵＳ３１６Ｌ

Hard

ness

(ＨＶ

)

Plastic strain（％）

柏崎刈羽原子力発電所７号機点検結果

機器

底面エコー

５％

機器

底面エコー

５％

欠陥エコーなし欠陥なし

UTによる基礎ボルトの検査結果（圧力容器基礎ボルト）

Ref. 1 Ref. 2 Insp.1 Insp.2 Ref. 3

0

20

40

60

80

100

120

140

160

180

200

0 90 270 0 90 270 0 90 270 0 0

比較部１ 比較部2 評価部1 評価部2 比較部3

Hard

ness (

HV

5)

35mm 35mm

375mm

185mm185mm

35mm 35mm

375mm

185mm185mm

：Inspected

：Reference

Ref. 1 Ref. 2 Insp.1 Insp.2 Ref. 3

0

20

40

60

80

100

120

140

160

180

200

0 90 270 0 90 270 0 90 270 0 0

比較部１ 比較部2 評価部1 評価部2 比較部3

Hard

ness (

HV

5)

0

20

40

60

80

100

120

140

160

180

200

0 90 270 0 90 270 0 90 270 0 0

比較部１ 比較部2 評価部1 評価部2 比較部3

Hard

ness (

HV

5)

35mm 35mm

375mm

185mm185mm

35mm 35mm

375mm

185mm185mm

35mm 35mm

375mm

185mm185mm

35mm 35mm

375mm

185mm185mm

：Inspected

：Reference

：Inspected

：Reference

：Inspected

：Reference

硬さ法による配管の塑性ひずみ評価結果（ほう酸水注入系配管）

比較部，評価部で硬さは同等

JANTI SANE13

総合評価（低サイクル疲労寿命１）

地震後の健全性評価地震荷重により材料特性に変化（劣化）が生じていないことが必要地震による疲労損傷が設計疲労曲線を用いた疲労累積係数により評価可能であることが必要

疲労寿命に関するデータの拡充材料に塑性ひずみを与えると加工硬化により高サイクル疲労寿命が向上塑性ひずみは低サイクル疲労寿命に影響する可能性があり，データの拡充が必要

Load cycles

Str

ess r

ange

(MP

a)

Pre-strain 0%

103 104 105 106 107 108

Pre-strain 5%

Pre-strain 20%

塑性予ひずみ（Pre-strain)により

高サイクル疲労寿命が向上

予ひずみ材の疲労寿命

JANTI SANE14

地震時発生応力の時刻歴波形

-2

-1

0

1

2

0 5 10 15 20時刻　(s)

発生応力/最大値 固有振動数：5Hz、減衰定数：3％

最大値

①大きな波が複数回発生

②大きな波と小さな波が混在

①大きな波が複数回発生

→繰返し予ひずみ試験

②大きな波と小さな波が混在

→漸増・漸減予ひずみ試験

ε 繰返し予ひずみ

Time

疲労試験(Nf)

Time

疲労試験(Nf)

0

0

ε漸増・漸減予ひずみ

予ひずみの波形

試験片

直径変位計

φ 8

35

110

3540

M16 p1

φ 8

35

110

3540

M16 p1

試験片形状と試験状況

総合評価（低サイクル疲労寿命２）

JANTI SANE15

繰返し／漸増･漸減予ひずみ試験結果(S-N曲線)

0.001

0.01

0.1

1

0.1 1 10 100 1000 10000 100000

破断繰返し数　Nf　（回）

ひずみ範囲　Δ

ε　（-）

SUS316NG：室温大気中

Manson予測式

設計疲労曲線

繰返し予ひずみ

　●：予ひずみ無し　○：繰返し予ひずみ

(a) 繰返し予ひずみ：Δ ε pre=16％ （ＳＵＳ316ＮＧ）

0 . 0 0 1

0 . 0 1

0 . 1

1

0 . 1 1 10 100 1000 10000 100000

破 断 繰 返 し 数 　 N f 　 （ 回 ）

ひずみ範囲　

Δε　（-）

S F V Q 1 A ： 室 温 大 気 中

M a n s o n 予 測 式

設 計 疲 労 曲 線

繰 返 し 予 ひ ず み

　●： 予 ひ ず み 無 し　○： 繰 返 し 予 ひ ず み　△： 漸 増 ・ 漸 減 予 ひ ず み

(b) 繰返し予ひずみ：Δ ε pre=16％ （SFVQ1A)

総合評価（低サイクル疲労寿命３）

予ひずみ材の低サイクル疲労試験の結果，低サイクル疲労寿命に及ぼす予ひずみの影響は認められず，設計疲労曲線に対しても十分な裕度を有していることを確認。

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弾塑性解析手法は建屋の解析・評価に広く使用されている

機器の設計，健全性評価は弾性解析で実施されてきた

RPVペデスタルの耐震安全性評価に弾塑性解析手法を適用

耐震安全性評価（建屋機器連成解析 １）

Dry WellSuppression

ChamberSuppression Pool

Reactor Shield Wall

RPVRPV Pedestal

RCCV鋼板コンクリート構造

（SC構造：Steel plate reinforced concrete structure）

JANTI SANE17

RPVペデスタルの地震応答解析に適用する非線形連成解析モデルの検討 1/10モデル試験結果を活用した非線形解析モデルの検討

ABWRの構造に合わせたモデルの修正

ABWRのペデスタル用非線形スケルトンカーブ（荷重－変位曲線）の作成

耐震安全性評価（建屋機器連成解析 ２）

0

50

100

150

200

250

0 2 4 6 8 10

実験解析(SC指針)解析(補正案)

水平

力(t

on)

加力スタブ水平変形(mm)

水平力（t

on)

スタブ水平変形 (mm)

-実験-解析（SC指針）

-解析（補正案）

スケルトンカーブ（実験結果，SC指針と補正案）

水平力（to

n)

スタブ水平変形 (mm)

-実験-解析（SC指針）

-解析（補正案）

コンクリートのひび割れ

鋼板の降伏

非線形連成解析モデルを耐震安全性評価に適用

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耐震安全性評価（建屋機器連成解析 ３）

非線形モデルによる耐震安全性評価

Location Analyzed Stress Allowable Stress

Cylindrical Part 384MPa 427MPa

Location Analyzed Stress Allowable Stress

Bearing Plate 309 MPa 492MPa

Anchor Bolt 283MPa 686MPa

Concrete Part 3331 kN/4.5° 5947 kN/4.5°

RPV

http://www.nisa.meti.go.jp/00000004/giji/k0000001/34/34-1-1.pdf

非線形連成解析によるSsに対する耐震安全性評価の結果，RPVペデスタルの安全性が確認された

柏崎刈羽原子力発電所６号機のペデスタルの耐震安全性評価結果

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損傷評価事例

地震で損傷した耐震B，Cクラスの機器の損傷事象を解明し，耐震強化などに知見を反映する

変形した循環水配管の健全性評価

座屈したタンクの地震応答解析

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循環水配管健全性評価(1)

地震の影響により、循環水配管エルボ部（マイタ管）に

・配管の変形

・内面塗膜の剥離が確認された。

非破壊検査の結果，母材のひびは確認されていない。

循環水配管○配管口径／肉厚：約3300mm／16mm

約2400mm／13mm（復水器下部）○材質：炭素鋼（SS400）

変形箇所

変形部の健全性について解析により検討

柏崎刈羽原子力発電所３号機の例

JANTI SANE21

地震で損傷した耐震B，Cクラスの機器の損傷事象を解明し，継続使用の判断や耐震強化などに知見を反映する

地震により変形した循環水配管 FEMによる変形した配管の外圧座屈に対する裕度の評価

循環水配管健全性評価(2)

JANTI SANE22

タンクの地震応答解析(1)

7号機軽油タンク NO.3ろ過水タンク

タンクの設計諸元と損傷状況

耐震設計クラス

損傷 半径(m)

高さ（m)

液面高さ(m)

流体比重 板厚(mm)*1

7号機軽油タンク As相当 なし 5.3 9.5 7.5*2 0.87 9

NO.3ろ過水タンク C 座屈 4.9 12.1 10.1 1.0 6,7

*1：高さ方向で板厚が異なる*2：設計値

JANTI SANE23

タンクの地震応答解析(2)

解析モデルと解析に用いた地震波形

解析モデル(1/2対称モデル）

コード：FINAS要素：・タンク壁 ：4辺形シェル要素・タンク屋根：4辺形シェル要素・タンク底面：4辺形シェル要素・内部液体 ：6面体流体要素入力条件および支持条件：・円筒部下部全節点でX（水平方向）加速度入力・円筒部下部全節点で上下方向支持 入力地震波（大湊側観測小屋、NS方向 ）

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タンクの地震応答解析(3)

軽油タンク耐震クラス: As 相当損傷：なし

ろ過水タンク耐震クラス: C

損傷：座屈

FE解析により，耐震設計クラスの違いによる地震応答，損傷の相違が示された．これらの知見は，補修，補強などに活用されている

耐震設計クラスの相違

JANTI SANE25

女川: ３プラント東北電力宮城県南部地震（２００５）

女川 NPS

100km

設計想定を超える地震の発生

柏崎刈羽: ７プラント東京電力新潟県中越沖地震（２００７）

©Google ©ZENRIN

10km

30km

柏崎刈羽NPS

志賀: ２プラント北陸電力能登半島地震（２００７）

志賀NPS10km

30km

地震後の再起動（１）最近の国内での地震経験

浜岡: ３プラント中部電力駿河湾の地震（２００９）

JANTI SANE26

地震発生日時 ： 2007.3.25 ＡＭ 9:42 マグニチュード 6.9

周期 (s)

加速度

(Gal

)

観測記録

設計用地震動

一部の周期帯で設計用地震動を超える地震を観測

プラント再起動(2008年3月)

12

ヶ月

[出典] http://www.rikuden.co.jp/press/attach/07041902.pdf

能登半島地震 (2007)

地震後の再起動（2）志賀発電所の事例

安全重要度の高い設備に損傷はなし

地震発生

建物、構築物、設備点検を実施

建物構築物・設備の評価実施

プラント自動停止信号※

※プラントは定検停止中

JANTI SANE27

地震後の再起動 (3) ガイドラインの検討

設計上の想定を越える地震後、プラントの再起動までの期間が長期化（女川、志賀、柏崎刈羽など）。再起動に至る点検評価プロセスについて明確な基準がないことも要因のひとつ。

地震動の大きさと設備の損傷程度に応じて、地震後の健全性確認を合理的かつ迅速に行う方策を検討。

国内プラントの最近地震経験、米国（EPRI,ANSI/ANS）IAEA等の基準類と先行事例を調査、ガイドライン素案を作成。

２０１１年度

4 7 10 1 4 7 10 1

2009年度 2010年度

○情報共有・海外知見(IAEA,EPRI)・国内基準(JEAG,JEAC)・中越沖地震の対応実績・SANE各WGの審議結果

○再起動ガイドライン素案の作成・次年度以降実施項目の整理

○ガイドラインの実プラントへの適用・点検対象の選定・破損モードと点検部位、点検方法の選定・ベースライン点検の内容・設定数値の根拠の検討

○IAEA,EBP成果の取り入れ、考え方の整理

○全体とりまとめ

○電気協会等への提案

２０１１年度から電力個別の特別な保全計画に適用できるようにする

規格・基準化を目指す

ガイドラインの公表

JANTI SANE28

地震後の再起動 (4) ガイドラインの検討（続き）

地震感知

地震直後の対応（原子炉停止判断と安全状態維持）

耐震安全性評価

健全性評価（Expanded）

健全性評価（Focused）

運転継続／再起動(他要因による原子炉自動停止）

再起動

再起動

再起動

地震前計画

（必要な場合）

長期的視点からの耐震安全性評価

余裕検討用

地震動

発生した地震動

・点検対象の選定と点検手順・通常状態の記録（比較対象）・地震観測装置の整備　など

（冷温停止）

・地震観測記録評価・主要設備設置位置の地震動評価（含：建屋応答解析）・事前に選定した設備の点検、評価・再起動に向けた対応計画

・余裕検討用地震動に対する決定論的耐震性評価・もしくは、確率論的地震安全性評価　など

・運転データの監視と安定化運転（中央制御室）・地震観測記録の収集・分析・運転員巡視点検・原子炉手動停止に伴う点検、操作（停止が必要な場合）

・建物・構築物及び設備の点検、評価・健全性地震応答解析評価・健全性総合評価・損傷設備の原因調査と対策の水平展開

地震前計画•点検対象の選定と点検手順•通常状態の記録（比較対象）•地震観測装置の整備 など

実施区分A

実施区分Ｂ

実施区分C

実施区分D

JANTI SANE29

まとめ

１．中越沖地震を被災した柏崎刈羽発電所では，設備設計上の様々な保守性に起因する裕度により，安全上重要な設備に損傷は認められておらず、先行号機より順次運転が再開されている。

２．SANEの成果（地震後の機器の健全性評価，耐震安全性評価に必要とされる項目の検討，有用な知見・試験結果の調査、評価方法の提案など）は、東京電力による柏崎刈羽発電所の評価に活用された。

３．今後も検討成果の集大成に向けて、下記の活動を実施する。・ 柏崎刈羽２号機～５号機の残された課題解決を支援。・ 国内外の耐震設計、安全性評価に関する知見の調査。・ 関連学協会との連携を深め情報を発信。・ 検討成果を体系化、ガイドラインとして整備

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（参考）SANE委員会のこれまでの活動実績

活動実績 委員会開催実績：15回（参加者：約50～60名/回）

WG開催実績：51回、現地視察：5回

中間報告（原技協ＨＰより公開）：2007年度，2008年度，2009年度

学協会，シンポジウム The International Symposium on Seismic Safety of Nuclear Power Plants. and

Lessons Learned from the Niigata-ken Chuetsu-oki Earthquake, 2008

日本機械学会 M&Mカンファレンス, 2008

日本非破壊検査協会 秋季大会, 2008

7th International Conference on NDE in Relation to Structural Integrity for Nuclear and

Pressurized Components, 2009

日本機械学会 D&Dカンファレンス , 2009

20th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology, 2009

関西原子力懇談会調査委員会, 2009，

13th Asia-Pacific Conference on Non-Destructive Testing, 2009

発電技術検査協会 NDEシンポジウム－構造健全性と非破壊評価－，2009

JAEA 21th CCSE ﾜｰｸｼｮｯﾌﾟ，2010

原子力学会春の大会 地震安全特別セッション ，2010 ほか

JANTI SANE31

SANE 委員会

ご清聴ありがとうございました