v 目 次 1 序論 ………1 1.1 調査の目的 ……….1 1.2 調査の進め方 ………1 2 国内 PWR プラントの一次系水化学管理の現状の調査 ……….3 2.1 水化学管理仕様の技術的背景 ……….3 2.1.1 PWR プラントの一次冷却系の概要と水化学との係わり ………..3 2.1.2 線量率低減...10 2.1.3 原子炉構造材の健全性確保...18 2.1.4 燃料被覆管の健全性確保………25 2.1.5 プラント全体としてみた PWR 一次系水化学の位置付け ………..30 2.2 国内 PWR プラントの一系水化学管理目標と水質測定………..……33 2.2.1 管理目標………33 2.2.2 サンプリング及び測定方法 ………...36 3 国内 PWR プラントの二次系水化学管理の現状の調査 ………...45 3.1 水化学管理仕様の技術的背景 ……….…..45 3.1.1 PWR プラントの二次冷却系の概要と水化学との係わり……….45 3.1.2 蒸気発生器の健全性確保………...47 3.1.3 二次系機器の健全性確保………...54 3.1.4 プラント全体としてみた PWR 二次系水化学の位置付け ………..58 3.2 国内 PWR プラントの二次系水化学管理目標と水質測定 ……….………....63 3.2.1 管理目標……….63 3.2.2 サンプリング及び測定方法………66 4 国内 PWR プラントの水化学管理の変遷及び最新動向についての調査. ………73 4.1 炉型別水化学管理に関する考察……….73 4.1.1 改良標準化プラント ………73 4.1.2 APWR プラント………..73 4.2 水化学による原子力発電プラントの安全性及び信頼性維持への貢献……….78 4.2.1 これまでの水化学管理………..78 4.2.2 水化学ロードマップ ………78 4.3 線量率低減………81 4.3.1 更なる線量率低減への挑戦の必要性………..81 4.3.2 高 Li 濃度運転………...83 4.3.3 亜鉛注入……….85 4.3.4 濃縮ボロン運用 ………..85 v
vi 4.4 原子炉構造材の健全性確保………87 4.4.1 溶存水素濃度の低減………..87 4.4.2 高濃度亜鉛注入……….89 4.4.3 SG 伝熱管健全性確保………89 4.4.4 二次系配管の減肉対策……….91 4.5 燃料被覆管の健全性確保………94 4.5.1 水化学管理による被覆管の健全性確保対策 ………...94 4.5.2 燃料性能維持(AOA 対策) ………95 4.6 軽水炉利用の高度化、燃料高度化及び高経年化プラントへの対応との関連……….98 4.6.1 軽水炉利用の高度化との関連 ………98 4.6.2 燃料高度化との関連 ………101 4.6.3 高経年化プラントへの対応………..101 5 原子炉安全及び放射線安全への関連事項の抽出・整理………103 5.1 現状の安全規制………..103 5.2 安全規制への関連事項………..110 5.3 安全規制と水化学管理目標の比較………113 5.3.1 通常のプラントにおける水化学管理………113 5.3.2 将来のプラント水化学管理………...113 6.まとめ ……….117 参考文献 ……….119 vi
vii [表件名一覧] 表2.1.1-1 世界の原子力発電所 .......................... 5 表2.1.1-2 原子炉冷却材に要求される性質 ..................... 5 表2.1.1-3 主要冷却材の比較 ........................... 5 表2.1.1-4 主要冷却材の核特性 .......................... 6 表2.1.2-1 主要な放射性核種 ........................... 13 表2.1.2-2 冷却水と線量率の相互作用 ....................... 13 表2.1.3-1 構造材と冷却水との主な相互作用 .................... 21 表2.1.3-2 インコネル 600 と SUS304 の腐食度の pH 依存性 .............. 21 表2.1.4-1 冷却水と燃料被覆材の相互作用 ..................... 27 表2.1.5-1 冷却水と線量率、燃料及び構造材の健全性との関係 (PWR 一次冷却系) ... 31 表2.2.1-1 出力運転時の PWR 一次冷却材の水化学管理目標例 ............. 35 表2.2.2-1 PWR 一次系冷却材の測定項目と代表的な測定方法 ............. 41 表3.1.4-1 冷却水と線量率、燃料及び構造材の健全性との関係 (PWR 二次冷却系) ... 61 表3.1.4-2 国内 PWR プラントの 2 次系水処理の変遷 ................ 61 表3.2.1-1 出力運転時の PWR 二次系冷却材化学管理目標例 .............. 65 表3.2.2-1 PWR 二次系冷却材の測定項目と代表的な測定方法 ............. 69 表4.1.1-1 PWR プラントにおける第一次改良標準化の概要 .............. 75 表4.1.1-2 PWR プラントにおける第二次改良標準化の概要 .............. 76 表4.1.1-3 PWR と BWR の水化学諸元の比較.................... 76 表4.1.2-1 APWR の特徴 ............................. 77 表4.2.2-1 水化学に係わる研究開発の展開.................... 80 表4.4.3-1 国内 PWR プラントの二次系水処理の変遷 ................ 90 表4.6.1-1 軽水炉利用の高度化、燃料高度化及び高経年化プラントへの対応との関連(PWR) 100 表5.1-1 「電気事業法」の関係部分 ........................ 105 表5.1-2 「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」の関係部分 (通商産業省令第六十二号) ....................... 105 表5.1-3 「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」の関係部分 .... 105 表5.1-4 「実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則」の関係部分(1) ..... 106 表5.1-5 「実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則」の関係部分(2) ..... 107 表5.1-6 「労働安全衛生法」の関係部分 ...................... 108 表5.1-7 「電離放射線障害防止規則」の関係部分 .................. 108 表5.1-8 一次冷却材中のよう素 131 濃度が制限を満足していないときの措置 ...... 108 表5.1-9 一次冷却材中のホウ素濃度(モード6)が制限を満足していないときの措置 .. 108 表5.1-10 水質管理に関する運転上の留意事項 ................... 109 表5.2-1 PWR 一次系水化学管理項目と達成目的との関係 .............. 112 表5.2-2 PWR 二次系水化学管理項目と達成目的との関係 .............. 112 表5.3.1-1 目標値と保安規定の留意事項で定められた値の比較 (PWR) ......... 115 vii
viii
表5.3.1-2 目標値と保安規定の留意事項で定められた値の比較 (BWR) ......... 115 表5.3.2-1 従来の目標値を超えた新しい水化学管理 ................. 116
ix [図件名一覧] 図2.1.1-1 我が国の原子力発電所 ......................... 6 図2.1.1-2 PWR 及び BWR 冷却系における材料マップ ................ 7 図2.1.1-3 PWR プラントの一次系の系統概要と使用材料例 .............. 8 図2.1.1-4 主要構造材料とその接液面積比 ..................... 8 図2.1.1-5 水化学関連の主要課題とその成果 .................... 9 図2.1.2-1 原子炉 1 基あたりの集団線量の推移 ................... 14 図2.1.2-2 放射性腐食生成物蓄積と従事者被ばく線量の関係 ............. 14 図2.1.2-3 PWR 一次系における腐食生成物の挙動 腐食生成物の発生、放射化及び蓄積 . 14 図2.1.2-4 PWR 蒸気発生器水室内の主要放射性腐食生成物とその線量率への寄与 .... 15 図2.1.2-5 BWR 再循環系配管内の主要放射性腐食生成物とその線量率への寄与 ..... 15 図2.1.2-6 ニッケルフェライトの溶解度 ...................... 16 図2.1.2-7 ニッケルフェライトの溶解度の温度依存性(一定[B], [Li]) .......... 16 図2.1.2-8 一次冷却材の pH 管理例 ........................ 17 図2.1.2-9 改良された一次冷却材 pH 管理の推奨範囲 ................ 17 図2.1.3-1 インコネル 600MA の PWSCC 感受性等高線図 ............... 22 図2.1.3-2 逆U曲げ試験片による伝熱管材料の耐 SCC 感受性比較 ........... 22 図2.1.3-3 SUS304 の SCC 発生に及ぼす塩素イオン濃度及び溶存酸素濃度........ 23 図2.1.3-4 SUS304 の SCC 感受性に及ぼす温度の影響 ................ 23 図2.1.3-5 ホウ酸水の放射線分解による水素発生量に及ぼす初期水素濃度の影響 .... 24 図2.1.3-6 種々の温度における臨界水素濃度のホウ素濃度依存性 ........... 24 図2.1.4-1 ジルカロイ-4 の腐食量に及ぼす不純物濃度の影響(350℃,1.5ppm Li+600ppm B) 27 図2.1.4-2 ジルカロイ-4 の腐食速度に対するふっ素濃度及びクロム酸濃度の影響 .... 27 図2.1.4-3 ジルコニウム合金の腐食率に及ぼす溶存酸素濃度の影響 .......... 28 図2.1.4-4 ジルカロイの腐食に及ぼす水素添加の影響 ................ 28 図2.1.4-5 ジルカロイ-4 の腐食に及ぼす pH(リチウム濃度)の影響 ........... 29 図2.1.4-6 水中リチウム濃度とジルカロイ-4 の腐食速度との関係 ........... 29 図2.1.5-1 原子力発電プラントにおける 冷却水の役割(PWR) ............ 32 図2.1.5-2 最適水化学制御 ............................ 32 図2.2.2-1 冷却系の主要構造材と水化学関連データ採取法 PWR プラント ....... 42 図2.2.2-2 サンプリング配管模式図 ........................ 42 図2.2.2-3 高温水の導電率及び pH ......................... 43 図2.2.2-4 一次冷却水採取法(イオン交換ペーパ法)................. 43 図2.2.2-5 水化学データ取得、処理、評価システム(PWR プラントでの一例) ...... 44 図2.2.2-6 炉外シッピング検査の概要( PWR 燃料の破損検出)............ 44 図3.1.1-1 PWR 冷却系における材料マップ ..................... 46 図3.1.1-2 PWR プラントの二次系の系統概要と使用材料例 .............. 46 図3.1.2-1 PWR 蒸気発生器伝熱管の腐食損傷部位 .................. 50 図3.1.2-2 蒸気発生器の伝熱管損傷の履歴 ..................... 50 ix
x 図3.1.2-3 蒸気発生器伝熱管材料の粒界腐食損傷の発生環境条件 ........... 51 図3.1.2-4 不純物濃度が狭隘部(クレビス)pH に及ぼす影響 ............. 51 図3.1.2-5 酸化物による 600 合金の腐食電位上昇 .................. 52 図3.1.2-6 MA600 合金の電位と孔食電位との関係 .................. 52 図3.1.2-7 インコネル 600 合金の腐食と塩素イオン濃度との関係 ........... 53 図3.1.3-1 高温水中における炭素鋼の腐食量と pH との関係 ............. 56 図3.1.3-2 給水 pH(導電率)と系統での鉄、銅、ニッケル濃度の関係 ......... 56 図3.1.3-3 鉄系材料の減肉速度と pH との関係 ................... 57 図3.1.4-1 最適 pH 制御(PWR 二次系) ..................... 62 図3.1.4-2 蒸気発生器伝熱管の粒界腐食割れ .................... 62 図3.2.2-1 冷却系の主要構造材と水化学関連データ採取法 PWR プラント ....... 70 図3.2.2-2 サンプリング配管模式図 ........................ 70 図3.2.2-3 二次冷却水採取法(イオン交換ペーパ法) ................ 71 図3.2.2-4 オンラインイオンクロマトグラフィ (PWR プラントでの一例) ....... 71 図3.2.2-5 水化学データ取得、処理、評価システム (PWR プラントでの一例) ..... 72 図4.1.2-1 APWR と従来型 PWR の蒸気発生器の比較 ................ 77 図4.2.2-1 水化学と構造材、燃料被覆材との相関関係 ................ 80 図4.2.2-2 水化学ロードマップの主要課題の相関及び既存ロードマップとの関係 .... 80 図4.3.1-1 被ばく線量の状況と線量低減の取り組み ................. 82 図4.3.2-1 将来型一次冷却材 pH 管理の範囲(概念図) ............... 84 図4.3.4-1 濃縮ボロンによる pH 管理の概念図 ................... 86 図4.4.1-1 PWSCC に及ぼす水素濃度効果(360℃でのき裂進展速度) ......... 88 図4.4.1-2 PWSCC に及ぼす水素濃度効果(330℃でのき裂発生潜伏時間) ....... 88 図4.4.3-1 蒸気発生器伝熱管の粒界腐食割れ .................... 90 図4.4.4-1 最適pH制御(PWR二次系) ..................... 92 図4.4.4-2 敦賀発電所での酸素注入による FAC 抑制効果の測定 (経時変化) ....... 92 図4.4.4-3 敦賀発電所での酸素注入による FAC 抑制効果の測定 (酸素濃度依存性) .... 95 図4.5.2-1 仏国におけるAOA発生状況 ....................... 96 図4.5.2-2 仏国におけるAOA発生事例数 ...................... 96 図4.5.2-3 サブクール沸騰面へのNi及びBの付着と化学形態変化概念図 ........ 97 x
xi [略語表]
(アルファベット順) 略語 説明
ALARA: As Low As Reasonably Achievable, 被ばく低減の考え方(合理的に達成できる限り低く) AOA: Axial Offset Anomaly, ボロンの析出による燃料の軸方向出力異常
AVT: All Volatile Treatment, アンモニアを主とする全揮発性pH制御
AVT(O): AVT (Oxidizing conditions (residual oxygen present)), 酸素を残存させた AVT AVT(R): AVT (Reducing conditions (added reducing agent)), 脱酸素での AVT
BEC: Broached Egg Crate, 伝熱管支持板のひとつの形 BWR: Boiling Water Reactor, 沸騰水型原子炉
CANDU: Canadian Deuterium Uranium, 重水減速重水冷却圧力管型炉 EPRI: Electric Power Research Institute, 米国電力中央研究所 FAC: Flow Accelerated Corrosion, 流れ加速型腐食
IGA: Inter Granular Attack, 粒界腐食損傷 OT: Oxygenated Treatment, 酸素処理
PWR: Pressurized Water Reactor, 加圧水型原子炉
PWSCC: Primary Water Stress Corrosion Cracking, 一次冷却水中の環境下における応力腐食割れ SCC: Stress Corrosion Cracking, 応力腐食割れ
SG: Steam Generator, 蒸気発生器
STP: Standard ambient Temperature and Pressure, 標準状態 VVER: ロシア型加圧水型原子炉