~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~

運転開始から36年が過ぎた九州電力玄海原子力発電所(佐賀県東松浦郡玄海町)1号機の原子炉圧力容器の劣化を判断する指標となる「脆性(ぜいせい)遷移温度」が大幅に上昇、大学の研究者らは異常として問題視し、最悪のケースとして容器破損の可能性にも言及している。

運転開始時の1975年の脆性遷移温度は零下16度。これまで4回取り出した試験片の温度は、35度(76年)、37度(80年)、56度(93年)と推移し、2009年は98度に大幅上昇した。

~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~

ngalyak Hosokawa Komei さんの12/22のtweetより

原子炉のおかま本体がぱっくり割れる、ということですね(・。・;)  玄海1号の脆性遷移温度の異常な上昇の主因判明? → ★東京新聞12/22http://goo.gl/tJ4wQ #nuke

~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~

原子炉鋼材に不純物6倍 早期劣化指摘も、玄海原発

東京新聞 TOKYO Web

2011年12月21日 23時14分

http://www.tokyo-np.co.jp/s/article/2011122101002078.html

~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~

【引用終了】

 老朽化が指摘される九州電力玄海原発1号機(佐賀県玄海町、55・9万キロワット)の鋼鉄製の原子炉容器に、不純物である銅が同社保有の他の原発と比べ最大約6倍含まれていることが21日、九電への取材で分かった。銅の含有率が高いと、核分裂で生じる中性子を浴びた際、原子炉の劣化が早く進むとの指摘もある。

 九電によると、1975年に運転開始した玄海1号機の原子炉に含まれる銅の割合は0・12%。94年に運転開始した3号機は0・018%で約6・6倍に相当する。1号機は71年に着工しており、同社は「当時の技術ではこの程度しか不純物を取り除けなかった」と説明している。

(共同)

【引用終了】

~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~

~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~

11/30 玄海原発1号機:専門家「廃炉を」 保安院小会合で検討へ

Nuclear F.C : 原発のウソ

2011年11月30日10:16

毎日新聞

http://blog.livedoor.jp/ryoma307/archives/5447667.html

~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~

【引用開始】

経済産業省原子力安全・保安院が29日に開いた原発の老朽化(高経年化)対策に関する意見聴取会で、九州電力の原発で最も古い玄海原発1号機(佐賀県玄海町)の劣化の問題が取り上げられた。

専門家からは、圧力容器の想定以上の劣化が明らかになったとして、廃炉を求める意見も上がり、劣化に関する現行の安全評価を見直すべきか小会合を設置して検討することを決めた。

 75年に運転が開始された玄海1号機は、炉心から出る中性子を浴びて圧力容器がもろくなる「脆化(ぜいか)」の進行が従来予測を大幅に上回っていることが判明し、急激に冷却すると圧力容器が壊れやすくなっているとの指摘がある。

 

 同1号機は来月1日から定期検査入りするが、小会合が安全評価の結論を出すのは来年3月末までの予定で、少なくともそれまでは再稼働が厳しくなる可能性が出てきた。また結論次第では九電の「安全性に問題はない」との説明を揺るがしかねず、廃炉を求める声が一層強まりそうだ。

 

 この日の意見聴取会では、井野博満・東大名誉教授が「予測をはるかに超えた劣化が進む玄海1号機を廃炉にすべきだと思う」と主張し、定期検査後の再稼働は「聴取会での議論もクリアすべき必要条件だ」と指摘。他の委員からは「圧力容器の安全性を評価する従来の手法そのものも見直す必要がある」との意見が出た。【阿部周一】

 

毎日新聞 2011年11月29日 19時19分

 

【引用終了】

~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~

~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~

佐賀新聞への投稿「玄海1号機容器 大丈夫か」

ペガサス・ミラー

6月12日

http://pegasusbis.blog35.fc2.com/blog-entry-253.html

佐賀新聞

6月9日

~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~

【引用開始】

6月9日の佐賀新聞に掲載された拙稿を,同紙の許可を得て転載します.

玄海1号機容器 大丈夫か
                 豊島耕一 久留米市

 玄海原子力発電所の4つの原発のうち,1号機は運転開始からすでに35年以上経過しており,老朽化に伴う危険が心配である.その危険性のうち以前から指摘されているのが,原子炉容器が長いあいだ大量の中性子照射を受けて硬く脆くなることだ.金属の「中性子脆化」と言われる.

 私は金属工学が専門ではないが,今回の福島第一原発の惨事の遠因は,原発問題を原子力工学などの専門家任せにしていたことにもあると思うので,巨大な危険を伴う技術では,専門外の人間も大いに関心を持ち,発言する必要があるだろう.そこでこの問題を少し調べてみた.

 固体は高温では柔らかく粘りがあるが,低温では硬く割れやすくなる.板チョコを想像すればいい.夏は柔らかくて割りにくいが,冬はパチンと割れる.原子炉容器の鋼鉄も同じことで,粘りのある状態から割れやすい状態に性質が変わる“分かれ目の温度”を「脆性遷移温度」という.「温度」と言っても固体の性質を表す数字のことだ.

 中性子照射を受け続けるとこの数字が徐々に上がる.つまり粘りを示す温度範囲がだんだん狭まり,さほど低くない温度でも割れやすくなる.しかも同時に,粘りを示す高温域での破壊強度も低下する.

 この脆性遷移温度という数字が上がりすぎると,福島の事態のように原子炉を急冷するときに危険だ.もし容器がこの温度よりも冷やされると,原子炉容器が割れてしまうという大変な事態になるかも知れない.したがってこの数字を監視することが重要だ.そのため原子炉容器と同じ材質の切れ端(試験片)が原子炉内に入れてあり,定期的に取り出し破壊試験をしてこの脆性遷移温度を調べる.

 ところが玄海1号機に関して,この数字の異常な上昇が明らかになった.2009年に取り出された試験片の数字が,予測値(70℃前後)よりも大幅に高い98℃という値を示したのである.

 問題なのは,この数値がどの程度危険かについて第三者が詳しく調べようとしても,データの詳細が公表されていないことだ.この破壊試験の詳細も,また試験片の脆性遷移温度の数値から原子炉容器本体の脆性遷移温度を推定する方法の詳細も公表されていない.さらに,粘りを示す高温域での強度も不明だ.これでは「1号機の原子炉容器がいつのまにかセトモノになっていた」という悪夢にうなされるかも知れない.

 原子力安全・保安院に,この脆性遷移温度という安全性に係わる重要な数字について,どこまで許容出来ると見ているかを電話で尋ねてみた.驚くことに「そのような数字は特に決まっていない」という返事だ.目安とする数字もなしに安全が担保出来るのだろうか?老朽原発の安全性についてこの機関が真剣に考えているのか疑わしい.

 福島原発事故以来,放射能や放射線についての知識が一般人にとっての不可欠の常識となってしまった.同様に,老朽化した1号炉の周りに住む私たちが安全に生きるためには,その原子炉に核燃料がある限り,「脆性遷移温度」や金属の破壊についての知識が不可欠となっている.九電にはこの問題に関する情報の全面的な公開を求めたい.(大学教員)

 

2011-06-12 |

【引用終了】

~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~

~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~

玄海原発1号機 想定以上に劣化進行か

2011年07月01日更新

佐賀新聞 ひびの

http://www.saga-s.co.jp/news/saga.0.1968174.article.html

~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~

 【引用開始】

運転開始から36年が過ぎた九州電力玄海原子力発電所(佐賀県東松浦郡玄海町)1号機の原子炉圧力容器の劣化を判断する指標となる「脆性(ぜいせい)遷移温度」が大幅に上昇、大学の研究者らは異常として問題視し、最悪のケースとして容器破損の可能性にも言及している。九電や国は「安全性に問題ない」と反論。研究者は検証のためのデータ開示を求めるが、九電は「業界規程に基づいて適正に検査しており、検証しても結果は同じ。40年目の高経年化評価時にデータを公表する」としている。

 鋼鉄製の原子炉圧力容器は中性子を浴びるともろくなる。電力各社は老朽化を把握するため容器内に同じ材質の試験片を置いて取り出し、緊急冷却した場合などに容器が壊れやすくなる温度の境目となる脆性遷移温度を測っている。劣化が進むほど温度は高くなる。

 九電によると、運転開始時の1975年の脆性遷移温度は零下16度。これまで4回取り出した試験片の温度は、35度(76年)、37度(80年)、56度(93年)と推移し、2009年は98度に大幅上昇した。

 九電は「試験片は圧力容器よりも多く中性子を浴びる場所に置き、数十年後の圧力容器の劣化状況を予測するためのもの。98度は2060年ごろの数値に当たる」と説明。「圧力容器の現在の脆性遷移温度の推定は80度で、60年間運転した場合でも91度」とし、日本電気協会が定める新設原子炉の業界基準93度を下回っていることを強調する。26日の県民説明会でこの問題を質問された経産省原子力安全・保安院も同様の説明をして「容器が壊れるような状況にはない」と答えた。

 ただ、こうした見解に研究者は疑問を示す。九州大応用力学研究所の渡邉英雄准教授(照射材料工学)は「上昇値は本来の予測値から大きくずれ、誤差の範囲を超えている。原子レベルで想定外の異常が生じている可能性がある」と指摘。井野博満東大名誉教授(金属材料学)は中性子の影響を受けやすい不純物が含まれるなど材質が均一でない可能性を指摘したうえで、「緊急冷却で急激に温度を下げた場合、圧力容器が壊れる可能性がある」とする。

 研究者は試験片や検査データが開示されていないため詳しい検証ができないとし、電力各社に情報開示を求める意見も強いが、九電は「今後も安全な数値で推移すると判断しているので、すぐにデータを提示する必要はない」としている。

【引用終了】

~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~

~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~

【解説】玄海1号機の劣化問題 危険性の指標上昇

佐賀新聞 ひびの

2011年07月02日更新

http://www.saga-s.co.jp/news/saga.0.1968466.article.html

~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~

【引用開始】

■脆性遷移(ぜいせい・せんい)温度の上昇が問題

 運転開始から36年がたった九州電力玄海原発1号機の原子炉圧力容器の劣化問題。劣化を判断する指標となる脆性遷移温度が予測値を大幅に超えたことを、研究者らは一様に問題視し、原因を究明するために九電の情報開示の必要性を指摘する。4人の研究者の見解を紹介し、脆性遷移温度について説明する。

 関連記事「玄海原発1号機 想定以上に劣化進行か」(佐賀新聞)

 http://www.saga-s.co.jp/news/saga.0.1968174.article.html

【脆性(ぜいせい)遷移温度とは?】

 鋼鉄製の原子炉圧力容器は核燃料が分裂する際に放出される中性子を浴びて次第に劣化する。鋼鉄はそもそも高温では柔らかくて粘り強いが、低温だと硬く割れやすくなる。脆性遷移温度はその境目の温度で、劣化するほど上昇し、この温度を下回るともろくなる。

 原発事故で圧力容器を冷やす必要が出た場合、原子炉に水をかけて冷やす緊急冷却装置(ECCS)が作動する。脆性遷移温度が高いと、急激な温度差による圧力に耐えられず破損する危険性が指摘されている。

 玄海1号機の圧力容器は高さ約11・5メートル、鋼鉄の厚さは約18センチ。脆性遷移温度を確認するための試験片は数十個ずつ六つのカプセルに入れ、圧力容器の内壁と原子炉の間に置かれている。

 脆性遷移温度の数値は運転管理にも使う。そのため、カプセルは容器の壁につけるのではなく、あえて壁よりも10センチ燃料に近い場所に置いて中性子の照射量を増やす。試験片の数値から圧力容器が今後、どの程度もろくなるか予測するという。

 試験片は数年から十数年ごとに1カプセルずつ取り出し、原子炉製造会社の研究施設で検査する。それぞれ違う温度で温めて衝撃を加え、もろく壊れた温度を脆性遷移温度として推定する。試験片の脆性遷移温度を元に、日本電気協会の予測式から今後の温度推移や容器本体の脆性遷移温度を割り出す。

 九電が1993年に検査した時点では、60年運転した場合の圧力容器の脆性遷移温度を72度と予測していたが、今回の検査結果を受け91度に上方修正した。九電は「業界基準の93度以下で問題ない」とする。

■劣化、現状の危険性について識者4人の分析

 運転開始から36年がたった九州電力玄海原発1号機の原子炉圧力容器の劣化問題。劣化を判断する指標となる脆性(ぜいせい)遷移温度が予測値を大幅に超えたことを、研究者らは一様に問題視し、原因を究明するために九電の情報開示の必要性を指摘する。4人の研究者の見解を紹介する。

【渡邉英雄・九州大応用力学研究所(照射材料工学)】 

 試験片の脆性遷移温度は過去の実測値に基づく予測から大きくずれており、誤差の範囲で済むレベルではない。詳細な検査データはわれわれにも公表されず、中性子照射の影響が研究者間で100%解明できているわけでない。国内外の専門家に試験片を開示するなどして学問的議論に広げなければ、地域の安心と安全には寄与しない。

 容器本体は構造物としての荷重や過去の地震による影響なども受けており、どんなメカニズムで上昇したのか、原子レベルでの詳細な解明が必要だ。

【井野博満・東大名誉教授(金属材料学)】

 精度が上がった最新の予測式で脆性遷移温度を推定すれば70度程度になるはずで、実測値は全く異なる。想定以上の劣化と考えるのが自然だ。衝撃試験で試験片がどのように壊れたのかなどの検査結果公表が不可欠だ。

 圧力容器の材質にばらつきがあり、一部が想定外にもろくなっている可能性もある。事故などで緊急冷却装置が作動して一気に水が注入された場合、運が悪ければ温度差による応力に耐えきれず破損する。原発管理を運に任せることは許されず、98度を容器本体の数値と見て対策を考えるべき。

【長谷川雅幸・東北大名誉教授(原子炉材料学)】

 運転期間が長くなれば脆性遷移温度の上昇カーブは緩やかになるのが一般的で、急上昇は非常に不可解だ。直ちに危険な状況ではないが、原因を確かめなければ安全とは言えない。

 国内の電力会社が研究機関に試験片を提供することはなく、ベルギーの原発から取り寄せた日本製の試験片で研究しているのが現状だ。原子炉の本来の運転想定は30年。高経年化評価して運転を続けておりそもそもリスクがある。情報を公開しない電力会社の体質をあらためなければ、国民の信頼は得られない。

【義家敏正・京都大原子炉実験所教授(原子力材料学)】

 圧力容器の厚さは20センチ近くあり、重量も約500トンある。仮に緊急冷却装置の水が入ったとしても破損は考えにくい。ただ98度はあまりに唐突。容器の材質に何が起きているのか、詳しく調べる必要がある。

 電力会社の試験片の検査は言わば内輪でやっている状況。原子炉の安全性は研究者のだれもが追求すべきと感じている。破壊検査した試験片の破断面はどうなっているのか、中性子照射の影響を受けやすい銅やリンなどの不純物はどの程度含まれているのか、資料を示してほしい。

【引用終了】

~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~~

Related Posts

関連記事

コメントを残す

post date*

日本語が含まれない投稿は無視されますのでご注意ください。(スパム対策)