炉内試験片 測定せず
老朽化の指標 ０９年 温度急上昇
来月から玄海１号定期検査
（11月26日 西日本新聞朝刊１面トップニュース）
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「玄海原発１号炉は日本一危険な原子炉」 井野博満・東大名誉教授
（2011/06/10 風の便り）
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【解説】玄海１号機の劣化問題 危険性の指標上昇
（2011年07月02日 佐賀新聞）
■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。
【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。
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玄海原発１号機 想定以上に劣化進行か
（2011年07月01日 佐賀新聞）
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。
