実機材料等を活用した経年劣化評価・検証に係る研究（フェーズ2）（令和7年度～令和11年度）

研究課題

長期間運転する原子力発電所が国内外で増加しており、安全性を確保するためには、発電所の機器、構造物等の健全性評価やこれに基づく経年劣化管理を適切に行っていくことが必要です。これまでの健全性評価では、主に、試験炉を用いた加速劣化試験等の結果に基づいて策定された劣化予測評価手法が用いられてきました。近年、原子力発電所の廃炉が進められており、このような機会を活用して発電所で実際に使用された機器等（以下「実機材料」という。）を入手して分析等を行い、これまでの健全性評価手法が、発電所の機器、構造物等の経年劣化挙動に対して適切な保守性を有しているか検証することが重要な研究課題となっています。

研究項目

本研究は、発電所の安全性を低下させる可能性のある経年劣化挙動に着目し、国内外で廃炉が決まった原子力発電所から機器や材料を取得し、（1）原子炉容器の中性子照射脆化評価に係る研究、（2）炉内構造物の中性子照射による靭性低下に係る研究、（3）予防保全対策施工箇所に対する長期健全性評価に係る研究及び（4）PWR炉内構造物の長期健全性評価に係る研究を行います。

研究内容

（1）では、実機材料として原子炉容器、監視試験片（注1）等を用いて、現行の中性子照射脆化予測評価手法の保守性を検証します。

注1（監視試験片）：定期的に原子炉圧力容器内から取り出され、各種試験を行うことによって、原子炉圧力容器の状態を調べ、将来の健全性を評価するための試験片

（2）では、実機材料として炉心シュラウド(ステンレス鋼)等を原子力発電所構内で切断・採取し、研究施設へ輸送します（図1）。研究施設では、ステンレス鋼の破壊靱性値（注2）を測定し、得られた測定値と既存の劣化予測評価式から得られる予測値とを比較することで、劣化予測評価式の保守性を検証します。

注2（破壊靱性値）：金属材料において亀裂が進展する際に材料がどれくらい抵抗できるかを示す指標。

図1　発電所構内作業及び取得した実機材料の研究施設までの輸送イメージ

(3)では、実機材料として蒸気発生器の水室鏡板等を用いて圧縮残留応力を直接測定し、事業者が応力腐食割れ発生の低減を目的に実施した予防保全対策（注3）の長期健全性を確認します（図2）。

注3（予防保全対策）：応力腐食割れ等の発生を未然に防ぐために行う保全行為

図2　蒸気発生器の水室鏡板における直接測定のイメージ

（4）では、実機材料としてバッフルフォーマボルト（ステンレス鋼）等を用いて、高照射領域のステンレス鋼の破壊靱性値を測定します。得られた測定値と劣化予測評価式から得られる予測値とを比較して、劣化予測評価式の保守性を検証します。

成果の活用先

本研究の成果は、法律に基づき事業者が行う長期施設管理計画の認可申請に係る審査において、技術的判断根拠として活用されます。また、事業者が行う評価で参照されている民間規格の技術的妥当性を評価するための技術知見としても活用が期待されます。

上記のより詳しい内容については、研究計画をご覧ください。

準備中

安全研究に係る事前評価結果【PDF：13MB】
（1、6、36～38ページ）

プロジェクト終了後に掲載予定