BWRプラントにおける
被ばく線量低減への取り組み
東京電力株式会社
原子力運営管理部
放射線管理グループ
宮澤 晃
第３回定例研究会資料目次
１．はじめに
東京電力の被ばく線量概況
２．福島第一原子力発電所の状況
給水鉄低減の取り組み
３．福島第二原子力発電所の状況
化学除染後再汚染防止の取り組み
４．柏崎刈羽原子力発電所の現状と課題
ABWRプラントの線量低減
５．まとめ
第３回定例研究会資料１．はじめに
東京電力の線量概況
被ばく線量の現状（日本vs諸外国）
８０年代～９０年代初頭にかけて，日本の原子力発電所は
様々な線量低減対策を実施
９０年代以降，日本の線量は横ばい傾向（海外は低減傾向
が継続）
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 '80 '81 '82 '83 '84 '85 '86 '87 '88 '89 '90 '91 '92 '93 '94 '95 '96 '97 '98 '99 '00 '01 '02 '03 '04 年 年 間平均 被ば く 線 量（ 人・ S v／ 基）
Japan USA Germany Sweden Spain Finland France Korea
被ばく線量の推移（当社）
福島第一は，運転中のプラントに様々な追加対策を実施
⇒
全号機運転開始以降，被ばく線量は低減
福島第二および柏崎刈羽は，設計段階で様々な対策を導入
⇒
全号機運転開始以降，被ばく線量はほぼ一定
福島第一（6基）
全号機運転開始
福島第二（4基）
全号機運転開始
柏崎刈羽（7基）
全号機運転開始
当社原子力発電所の総線量の推移
0 2 0 4 0 6 0 8 0 10 0 '70 '75 '8 0 '85 '90 '9 5 '00 '05 年度 総線量 （人・ S v ） 総線量（福島第一） 総線量（福島第二） 総線量（柏崎刈羽） 第３回定例研究会資料水化学管理における被ばく線量低減対策
’80
’90
‘00
配管線量率低減
クラッド放射能
低減
Fe/Niコントロール
極低Fe／高Ni運転
亜鉛注入
プレフィルミング
化学除染
HFF追設
復水系プレフィルタ設置
ソフトシャットダウン
改良Fe/Niコントロール
ＲＨＲ低温投入
（BWRプラントの場合）
プリーツフィルタ
第３回定例研究会資料被ばく線量の現状（日本vs当社）
国内被ばく線量の現状
当社三発電所で日本の被ばくのほぼ半分（４３％）
福島第一は日本の被ばくのほぼ１／４（２３％）
⇒
当社の線量低減が，日本全体の線量低減に直結
福島第一
23%
福島第二
6%
柏崎刈羽
14%
福島第一
福島第二
柏崎刈羽
東通
志賀
女川
敦賀1
島根
浜岡
東海第二
敦賀２
泊
川内
美浜
伊方
高浜
玄海
大飯
平成１７年度 日本国内総線量（ＰＷＲ＋ＢＷＲ）
第３回定例研究会資料当社における中長期線量目標
世界のＢＷＲ発電所における原子炉１基あたりの年度線量
（平成１５年度～平成１７年度 ３年間の平均）
0.0 0.5 1.0 1.5 2.0 2.5 3.0 3.5 4.0 4.5 T arapu r(1 ) P e rry(1 ) Q u ad C it ie s(2 ) T o ka i-II (1 ) Fu ku sh im a D aiic h i(6 ) La gu n a Ve rde (2 ) Co fr entes (1) Rin gh als(1 ) Brow n s Fe rry(2 ) C lin ton (1 ) Nin e M ile Poin t(2 ) C olu mbi a G e n S ta(1 ) S hi m ane( 2) Ts ur ug a( 1) S h ika(1 ) D res den( 2) LaSall e (2 ) Ku osh e n g(2 ) P ilgrim (1 ) V e rmon t Yan ke e (1 ) P e ach Bo tto m (2) F ukus hi m a D ai ni (4) Hamaoka(5 ) Hope C re e k(1) Kash iw aza ki Kariw a(7 ) Fer m i( 1) Rive r Be n d(1 ) C oope r( 1 ) Gund rem m ing en N pp (2) Br uns w ick (2 ) Chi ns ha n( 2 ) M o nti cel lo (1) Mu ehl eb er g( 1) Gr and Gul f( 1) H at ch( 2) S us queha nna (2) L e ibst adt(1 ) Fit zP atric k(1 ) K ruem m el (1) Oyst e r C re e k(1) Ph ilippsbu rg(1 ) Isar(1) Lim e ric k( 2 ) Du an e Arn o ld (1 ) Oskars h am n (3 ) Olkilu oto(2 ) Forsmark(3 ) On agaw a(3 ) San ta M aria D e G aron a(1 ) Br un sb uett el (1 ) Higas h idori (1 ) 線量 人 Ｓｖ／ 年 ・炉Top Quartile
2nd Quartile
3rd Quartile
Bottom Quartile
出典：WANO 2006Q1データ
発電所名のカッコ内の数字はプラント
数を表す
福島第一
福島第二
柏崎刈羽
中期：世界の最下位グループ脱出
長期：世界の３／４へ
中期：世界の１／４へ
長期：世界のトップ１０へ
第３回定例研究会資料２．福島第一原子力発電所の状況
給水鉄低減の取り組み
0
0. 5
1
1. 5
2
1A 1B 2
3
4
5
6
7
8
9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21
サイ ク ル
線量率
(m
S
v
/
h
)
0. 1
1
10
給水鉄濃度
(p
p
b
)
放射能
濃
度
(B
q/
c
m
3)
PLR線量率( Co60)
PLR線量率( Co58)
PLR線量率( Mn54)
PLR線量率( Fe-59)
給水鉄ク ラ ッ ド
炉水Co-60イ オン
▼Ｈ Ｆ Ｆ 追設
▼C/D樹脂交換
（ 低架橋度）
▼水素注入開始
▼ｼｭﾗｳﾄﾞ ･PLR配管取替
▼C/D樹脂交換
（ 従来）
▼C/D樹脂交換
（ 高架橋度）
【福島第一】
BWR-4給水鉄濃度と炉水放射能、 ＰＬＲ線量率の推移
炉水Co60ｲｵﾝ上昇
給水鉄濃度低下
PLR線量率上昇傾向
給水鉄濃度とＰＬＲ線量率の関係（BWR-4）
第３回定例研究会資料福島第一における給水鉄濃度とﾄﾞﾗｲｳｪﾙ内ﾍﾟﾃﾞｨｽﾀﾙ線量率との相関
0
1
2
0
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
給水鉄濃度（ｐｐｂ）
ペ
デ
ィ
ス
タ
ル線量率（
ｍ
Ｓ
ｖ
／
ｈ
）
1F-1
1F-2
1F-3
1F-4
1F-5
1F-6
給水鉄濃度とD/W内ﾍﾟﾃﾞｨｽﾀﾙ線量率の関係
給水鉄濃度が１～２ｐ
ｐｂを超えた当たりから
線量率上昇傾向
第３回定例研究会資料給水鉄低減対策
【中長期的】
前置フィルタの増強
¾
HFF100%容量化
¾
プリーツフィルタの導入
樹脂除鉄性能向上
¾
カチオンオーバーレイ
【当面】
コンデミ樹脂逆洗及び薬品再生増加
¾
給水鉄濃度１～２ｐｐｂ目標
第３回定例研究会資料カチオンオーバーレイ
ｶﾁｵﾝｵｰﾊﾞｰﾚｲ手順及び
C/D
脱塩塔内樹脂配置ｲﾒｰｼﾞ
目的・期待効果 「 ｶﾁｵﾝ樹脂が選択的に鉄ｸﾗｯﾄﾞを捕捉する効果に着目し、脱塩塔内の上層にｶﾁ
ｵﾝ樹脂層を形成することで、除鉄性能向上に期待し、ｺﾝﾃﾞﾐ出口及び給水鉄濃度低減を図る
」
現状の脱塩塔内樹脂配置
（ｱﾆｵﾝ、ｶﾁｵﾝ混合）
復水入口
復水出口
ｶﾁｵﾝ樹脂
ｱﾆｵﾝ樹脂
樹脂量比
：ｶﾁｵﾝ「２」：ｱﾆｵﾝ「１」
ｵｰﾊﾞｰﾚｲ樹脂配置ｲﾒｰｼﾞ
上層にｶﾁｵﾝ樹脂の一部を敷き詰める。
（ｶﾁｵﾝ樹脂の鉄捕捉選択性に期待）
下層はｶﾁｵﾝ /ｱﾆｵﾝ混合
（海水処理対応用）
鉄ﾘｰｸ大
ｶﾁｵﾝ樹脂 鉄捕捉効果促進
鉄ﾘｰｸ少に期待
第３回定例研究会資料カチオンオーバーレイ試験結果
インサービス後数日間効果が持続
第３回定例研究会資料脱塩塔出口鉄ｸﾗｯﾄﾞ濃度推移
0
50
100
150
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
インサービス後経過日数
鉄クラッド濃度
※ｵｰﾊﾞｰﾚｲ後
ｵｰﾊﾞｰﾚｲ前
カチオンオーバーレイで
は、インサービス後、５日
程度までは除鉄性能が
アップ
【条件】
ｶﾁｵﾝ樹脂4,250㍑のうち
約2,800㍑をｵｰﾊﾞｰﾚｲ
カチオンオーバーレイの被ばく低減効果
第３回定例研究会資料コンデミカチオンオーバーレイ
全塔適用時の鉄濃度低減効果予想
1
10
0
20
40
60
80
100
120
コンデ
ミ
出口鉄
濃
度（p
pb）
ｶﾁｵﾝ樹脂ｵｰﾊﾞｰﾚｲ全塔適用予想（２日１塔逆洗） ２．０～２．４ppb（平均：２．２ｐｐｂ） ｶﾁｵﾝ樹脂ｵｰﾊﾞｰﾚｲ全塔適用予想（３日１塔逆洗） ２．２～２．４ppb（平均：２．３ｐｐｂ）至近の給水鉄濃度範囲（平均約3ppb）
経過日数
今後の課題
復水浄化系設備の増強による給水鉄低減
¾
当面はCD樹脂の除鉄性能向上による鉄濃度低減
¾
将来的にはHFF/プリーツフィルタ等の導入
（費用対効果の検討が必須）
¾
給水鉄濃度の目標を設定
9
2F/KKと同様に極低鉄運転を指向するのか，
給水鉄濃度管理を行うのかを検討
第３回定例研究会資料３．福島第二原子力発電所の状況
化学除染後再汚染防止の取り組み
ＯＰ２７(ライザーフロア)
0 0.5 1 1.5 2 2.5 3 線量 率相対 値 ※OP28(ﾗｲｻﾞｰﾌﾛｱ)
0 0.5 1 1.5 2 第17回 第17回起動前 第18回 線量 率相 対値 ※化学除染後の再汚染状況
ライザー
フロア
１号機Ｄ／Ｗ内線量状況
３号機Ｄ／Ｗ内線量状況
化学除染
化学除染
第３回定例研究会資料線量率と化学除染DFの関係
DF１０以下の部位で再汚染が顕著
第３回定例研究会資料1uPLR配管再汚染率とDFの相関
0 1 2 3 4 0 20 40 60 80 100 DF再汚染率
※3uPLR配管再汚染率とDFの相関
0
1
2
3
4
5
0
10
20
30
DF
再汚染率
※ ※除染前線量率と除染後1運転サイクル経過後の線量率の比再汚染抑制対策
保護皮膜形成による再付着抑制
¾
例えばＨｉ－Ｆコート技術の適用など
化学除染時のDF確保
¾
配管加温による除染効率向上
第３回定例研究会資料ライザー部の化学除染DF
ライザー部はモーター部に比べＤＦが低い
第３回定例研究会資料0
0.5
1
ライザーフロア①
ライザーフロア②
ライザーフロア③
ライザーフロア④
モーターフロア
化学除染D
F
※
１号機
３号機
※モーターフロアのＤＦを１とした場合の値化学除染時のDF確保
除染温度低
停滞部
除染温度高
線流速大
ヒー
ター
ヒーターにより配管を加温し除染液の温度維持
→ 除染温度低／薬液停滞部の除染効率の向上を期待
第３回定例研究会資料0
0.5
1
1.5
2
①
②
③
④
⑤
線量率相対値
※除染前
1Cy経過後
配管加温対策による線量率状況
ヒー
ター
①
②
③
④
⑤
配管を加温により除染DFは１０
以上を確保
除染前を大きく上回る再汚染なし
DF＞30
DF ＞30
DF ＞20
DF ＞10
第３回定例研究会資料 ※化学除染前の③の線量率を１とした場合の値DF ＞10
今後の課題
再汚染の原因と対策の検討
¾
再汚染メカニズムの検討
9
水素注入等による腐食電位低下の影響
9
除染DFの影響
¾
メカニズムに立脚した対策の検討
9
保護皮膜の形成技術導入
9
化学除染の高度化
9
再汚染を予防する水質管理
第３回定例研究会資料４．柏崎刈羽原子力発電所の状況
ABWRプラントの線量低減
CUW配管付着放射能v.s. 原子炉水Co60濃度 0 5 10 15 20 1 2 3 4 5 6 1 2 3 4 5 6 運転サイクル 配管付 着放射能 相対値 ※ 0 5 10 15 20 25 30 炉水 中放射 能濃度相 対値 ※
KK-6
KK-7
LPHD（低圧ヒータードレン）の回収先
K-6：CD上流回収→下流回収
K-7： CD下流回収
ABWRプラントの運転状況と線量率推移
上流回収
下流回収
下流回収
第３回定例研究会資料配管線量率上昇要因推定
給水
構造
材
燃料棒表面
※金属成分の
原子炉内への流入
放射性クラッド
不溶性クラッド
不溶性クラッド
溶解性クラッド
付着
溶出
Step2
Step2
：
：
燃料表面からの
放射性クラッドの
溶出量が減少し
原子炉水中の溶解性
放射能濃度が減少
形態変化
形態変化
対策：
対策：
給水中の鉄濃度を増加（給水鉄コントロール）
Step3
Step3
：
：
構造材への
放射能付着量
が減少
対策
対策
Step1
Step1
※燃料棒表面に安定付着放射線
放射線
Fe
Ni
被ばく
浮遊性クラッド
放射化
付着
被ばく線量低下？
被ばく線量低下？
現状
改善後
給水金属
燃料付着量 炉水放射能 構造材付着量
減少
増加
Co
Step1
Step1
：
：
不溶性クラッドへの形態変化を促進（鉄が必要）
増加
増加
減少
減少
Step3
Step3
Step2
Step2
※付着せず溶出【対策前後比較】
極低鉄
給水鉄
コントロール
給水鉄濃度管理による被ばく線量低下が可能か検討中
第３回定例研究会資料0 0.5 1 1.5 2 2.5 3 被ばく 線量相対値 ※ 給水鉄相対値 ※
