2017-02-15 第193回国会 参議院 資源エネルギーに関する調査会 第2号
○政府参考人（山田知穂君） 御指摘をいただきましたとおり、例として申し上げました中性子照射に伴う原子炉容器の脆化ですとか応力腐食割れといったような経年劣化事象につきましては、温度ですとか圧力ですとか、そういった条件がその進展に影響してまいりますので、原子炉が停止している場合の劣化の進展が遅くなるということは事実だというふうに考えてございます。
○政府参考人（山田知穂君） 御指摘をいただきましたとおり、例として申し上げました中性子照射に伴う原子炉容器の脆化ですとか応力腐食割れといったような経年劣化事象につきましては、温度ですとか圧力ですとか、そういった条件がその進展に影響してまいりますので、原子炉が停止している場合の劣化の進展が遅くなるということは事実だというふうに考えてございます。
あるいは応力腐食割れの問題についても、これは実験成果でありますけれども、三十年で一ミリ程度のひび割れが入るということを考えてまいりますと、確かに原子炉は劣化していくわけでありますので、それに対してどう対応するかということが極めて重要だと思っておりますし、それから、仮に寿命が四十年というふうに考えた場合に、更に運転が可能かもしれないけれども、少し余裕を残すと。
それと、いわゆる保全の関係について言いますと、今言いました中性子照射脆化の関係、それから応力腐食割れ、あるいは疲労割れとか、配管の減肉の関係、絶縁低下、あるいはコンクリートの強度低下等々含めて、相当の劣化が原子炉においては進むということになりますので。
なお、ひびの発生した原因は、中性子の照射によってハフニウム板が伸びまして応力腐食割れが進展してきたものだというふうに考えられます。このようなひびを考慮いたしましても、地震時において止める機能に問題はないということは評価、確認されております。 また、本事象に関する調査結果につきましては原子力安全・保安院へ御報告もいたしており、保安院からも安全性に問題がないという評価もいただいております。
それで、大畠大臣にもう一つお聞きしておきたいのは、検査漏れ箇所にかかわって、ＥＣＣＳのバルブの弁の破損とか再循環ポンプの溶接部の応力腐食割れの問題などは従来からよくあるわけですが、これは、破損する場所とか規模によっては過酷事故にもつながりかねない重大な問題を持っているからこそ、致命的な問題を持っているからこそ、定期点検のときにきちんと検査しなさいと義務づけているんじゃありませんか。
これに対して、松浦原子力安全委員長からは、昨年十一月六日に内閣委員会で、十一月二十七日の経済産業委員会でも、松浦さんの方から、検査機器、検査技術の開発が必要な段階だ、シュラウドの応力腐食割れに関する検査技術の開発などについて、今後相当に力を入れていくべきだという答弁がありました。
特に、３１６Ｌ材の応力腐食割れの原因によりますところのひびの進展等については、今もデータを集積いたしておりますけれども、おっしゃるとおり、現実にデータがあって、そこが十分評価可能な部分とまだ不十分な部分はございます。維持規格として採用していくものについては、こうしたデータの蓄積が十分にあって、そしてそれを保守的に一応議論ができるというところを採用していこうというふうに考えております。
今先生御指摘の検査の測定精度の問題については、確かに、今回、ＳＵＳの３１６Ｌ材のステンレス鋼の応力腐食割れにつきまして、現実にいろいろ測定精度の問題が出てきたことは事実でございます。
○松永政府参考人 今申し上げましたとおり、今回、比較的大きないわゆる測定誤差が生じました配管でございますけれども、それまで、ひび割れが、応力腐食割れがあったものですから、それへの耐性を増すために開発をされました、いわゆるＳＵＳ３１６Ｌ材というステンレス鋼が用いられておりました。
○松永政府参考人 今御指摘の、いわゆる健全性評価小委員会の中で、先ほども申し上げましたように、今回の応力腐食割れの発生のメカニズムというのは、いわば新たな知見でございますので、この知見について、現状の超音波探傷方式、具体的に言いますと、横波を使うとか、あるいはフェーズドアレーではない斜角法を使うとかいうようなことではなかなか精度のいいものがとりにくいのではないか、こういう検討が行われたということは事実
○松永政府参考人 こうした応力腐食割れ等のひび割れの測定方法といたしましては、超音波探傷検査を初めとしますいわゆる非破壊検査というものが有効であるということについて、アメリカ等の諸外国を含めまして、コンセンサスとして評価は確立しているというふうに認識をしております。
また、ＳＣＣ、これは応力腐食割れですが、これに関する検査技術の開発については、炉心シュラウドの応力腐食割れに関する検査技術の開発については、「今後相当に力を入れていくべきだ」という答弁でもありました。
また、十三年七月に、これも御指摘ありましたけれども、第二原子力発電所三号機において、応力腐食割れに強いとされていた種類のステンレス鋼、これはＳＵＳ３１６Ｌを用いたシュラウドについても加工方法を原因としたひび割れが生じたことから、原子力安全・保安院は、同年の九月、同様のシュラウドを有する事業者に点検の実施及び報告を指示をいたしました。
シュラウドの応力腐食割れについて保安院が通達を出したのは二〇〇一年でございます、九月の六日です。それで今調査をやっているわけですけれども、ＮＲＣから通達来たのは九三年でございますから、これでは本当に余りにも対応が遅過ぎると。
この炉心シュラウドの交換に係ります工事計画認可の申請理由は、いずれの原子炉も応力腐食割れに対する予防保全とされておりまして、交換に当たって応力腐食割れ性により優れた材料に変えますと、こういう申請でございました。炉心シュラウドの交換につきましては、事業者の自主的な判断で実施されたものでございます。
○大島（令）委員 保安院長に、前回、私はＳＵＳ３１６Ｌの応力腐食割れの原因究明はできたのかどうか質問しましたけれども、院長は、今まさに原因究明の途上であると答えられました。
今、幾つかのサイトの名称を申し上げましたけれども、質問ですが、応力腐食割れを起こしにくいとされる材質の金属に、今回、このように過去に例を見ないことが起こっていることに対しまして、電力会社側の前回の点検に不備があったのか、ひび割れを見落としたのか、それとも意図的にひび割れの報告を行わなかったのではないか、そういう考えに立って事業者を検査する、そういう視点はお持ちでしょうか。
○佐々木政府参考人 炉心シュラウドの応力腐食割れに関しましては、米国の原子力発電所での発生が伝えられておりまして、一九九四年当時の資源エネルギー庁では、米国のＮＲＣが一九九四年七月二十五日付でＢＷＲ事業者に対してジェネリックレターを発出いたしまして、炉心シュラウドの点検、評価等の実施を指示したことは承知いたしております。
これらで応力腐食割れの発生がある程度抑制されてきたと考えておりましたが、昨年、福島第二原子力発電所の三号機のＳＵＳ３１６Ｌの炉心シュラウドにおいても応力腐食割れが発生したわけでございます。 現在、各炉のシュラウドの状況を各溶接線についてすべて調べているところでございます。必要なものはボートサンプルをとるなりして原因究明も今やっているところでございます。
この材料であるステンレスの材質ＳＵＳ３１６Ｌは、応力腐食割れに強いと言われているにもかかわらず、柏崎刈羽の二、三号機に見られるように、設置八年から九年で既にひび割れが出ております。それよりももっと材質が悪いと言われていたＳＵＳ３０４は、十数年かかってひび割れが出ているそうなんです。この一番いいとされているステンレスのＳＵＳ３１６Ｌに対する応力腐食割れの原因の究明は完全になされたんでしょうか。
○高市副大臣 一般的に応力腐食割れというのは、金属材料の種類、それから応力、材料を取り巻く環境の各要素、こういったものが重なって発生するものですが、この発生要因の一つであります金属材料の種類につきましては、ステンレス鋼の中に存在する炭素の量が影響するということは知られております。
確かに先生が御指摘のとおり、材料によっても異なりますし、そのひびの原因が、疲労であるとか振動であるとか、あるいは今おっしゃった応力腐食割れであるとか、こうしたものが材料によって微妙に違う、その使用の条件によっても微妙に違うというのは先生の御指摘のとおりでございます。
実際に応力腐食割れが起きにくい材料を使っているにもかかわらず、シュラウドにおいてひび割れが見つかったということもあるわけで、技術的になかなか完成されていない部分があるんじゃないかなという感じがしております。
○近藤参考人 ひび割れの進展予測でございますが、今問題になっていますのは、いわゆる応力腐食割れと言われているカテゴリーの腐食のモードでありますが、これで難しいのは、どこでいつ発生するかという発生の予測が大変難しいのがつらいところでございまして、いろいろ材料をかえて、こういう材料ならば発生しにくいかなということで努力を重ねてきているというのが現状でございます。
シュラウドの応力腐食割れに関しましては、海外の原子力発電所での発生が伝えられておりまして、一九九四年、平成六年でございますけれども、東京電力の福島第一原子力発電所二号機でも発見されましたことをきっかけといたしまして、当時の資源エネルギー庁は、技術専門家の意見を聴取しながらシュラウドの点検計画に関する検討を行いまして、平成六年の十一月にこれを取りまとめました。
それで、今回いろんな問題が出ているわけでありますけれども、一番ひび割れが多く発見されているのは、私も専門じゃないのでよく分かりませんが、沸騰水型軽水炉、ＢＷＲというもので応力腐食割れというものが起きていたということになっているわけでありますけれども、このシュラウドのひび割れの問題については、実はこれ、私は財団法人原子力安全技術センターのホームページに科学技術庁が元々書いていたものが転載されていたものを
○政府参考人（佐々木宜彦君） ひび割れの件でございますけれども、今回問題になりました炉内構造物のシュラウドのひび割れでございますが、これはシュラウドの溶接部の近傍で応力腐食割れによりまして発生したものと考えられております。
実は、一号機の漏えいに関しましては、これは炉内の制御棒の駆動機構下部の溶接部で応力腐食割れによる亀裂が発生し、貫通したことが原因になりました。 前回の答弁で、この一号機の漏えいと同じ原因あるいは同じ発生の部位で今後漏えいが予測されるような事態に至るものについては他の原子炉十基、それからこれまで点検の実績のなかった五基について今年の五月十三日に事業者に対し点検の指示をいたしました。
二番目の件でございますけれども、今回の漏えいの原因でございますけれども、当該溶接部に応力腐食割れによる亀裂が発生し貫通したことから漏えい、炉水が漏えいしたと判断をいたしました。 一般的に、応力腐食割れは金属材料、応力及び水質環境の三つの要因が重畳して発生、進展することが知られております。
ですから、応力腐食割れなどさまざまな条件をどのように設定して、老朽化した原発であれば機器類はこういう状況になっているだろうということを設定しての、老朽化原発を想定した装置を起震台の装置の上に載せて実際の耐震試験を行っていくこととか、それをやらないと、新しいものでパーツパーツに分けて起震台に載せてやって一応のデータをとったものがあるにしても、それは老朽化した原発の場合には必ずしも当てはまらないわけで、
○佐々木政府参考人 今後の高経年変化への対応の、材料の問題、応力腐食割れの問題、あるいは照射脆性の問題、いろいろ我々も、基本的にこうした問題に対応していかなきゃいかぬと思っております。 そしてまた、初期欠陥がどういうふうに発展していくかということも十分にこれは対応していかなければいけないと思っております。
今回の浜岡の原子力発電所の一号機の問題につきましては、今原因究明中ではございますけれども、応力腐食割れ、溶接部におきます熱影響というようなことでございますれば、こうした経年変化の問題と直接関連するかどうかにつきましては、今後の原因究明で十分考えてまいりたいと思っております。
○佐々木政府参考人 この水漏れの原因につきましても、現在原因究明中でございますけれども、溶接時の管理の問題や、あるいは炉水環境中におきます応力腐食割れ等、さまざまなことを想定することは可能ではございます。また、諸外国、アメリカ等におきましても六例、こうした例もございます。当院といたしましては、予断を持たず、徹底した原因究明を行ってまいりたいと考えております。
これは経済性の論理からそうなったと思うんですが、もう十二年前の事故のときから言われていましたが、老朽化、応力腐食割れ等々の問題というものは表面化していたんですね。これに対しての今の尾身大臣の御見解。そして、今回、生データを本当に早く、瞬時に出すということは、これからの原子力発電所を推進される側にいらっしゃるメンバーにとってもとても重要だと思うんですが、そのことに対しての御見解。
○河野政府参考人 御指摘のように、東海二号におきまして、定検中にガイドローラーを固定するピンの穴の内部で腐食が認められたということでございまして、これに関連をいたしまして、応力腐食割れと見られるケースが御指摘のようにございました。ただ、これが制御棒の機能を運転中に損なうかというと、そういうふうには私どもは認識をしておりません。
運転年数の増加に伴う応力腐食割れ、疲労などの経年変化事象が顕在化することによります機器の安全機能の喪失が未然に防止できるかどうかを評価しておるものでございます。基本は、設計、製造、保守が適切に行われることが前提でございます。
私はできていないことを責めているんじゃなくて、その上に立って、やはり九六年十二月と同じ事故が起こり得る可能性は一面であるわけですから、粒界破面を見つけるとか、あるいは熱疲労とか高サイクル疲労とか応力腐食割れの可能性などをやはり今後の検査の中で徹底的に明らかにしていくことが、この前の残る五十八個のエルボーについてもやはりそこが非常に大事な課題ではないんですか。私はそのことを言っているんです。