物象輪廻転生コミュのタービンを回した水さんの輪廻。

国内 PWR プラントの水化学の動向
に関する調査報告書
http://www.nsr.go.jp/archive/jnes/content/000122913.pdf

v
目 次
1 序論
1.1 調査の目的
1.2 調査の進め方

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

2.2 国内 PWR プラントの一系水化学管理目標と水質測定
3
2.2.1 管理目標

2.2.2 サンプリング及び測定方法

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

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

3.1.2 蒸気発生器の健全性確保

3.1.3 二次系機器の健全性確保

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

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

3.2.1 管理目標

3.2.2 サンプリング及び測定方法

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
.

4.1 炉型別水化学管理に関する考察

4.1.1 改良標準化プラント

4.1.2 APWR プラント

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

4.2.1 これまでの水化学管理

4.2.2 水化学ロードマップ

4.3
線量率低減
4.3.1 更なる線量率低減への挑戦の必要性
4.3.2 高 Li 濃度運転

4.3.3 亜鉛注入
4.3.4 濃縮ボロン運用

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

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
)

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

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）

表
5.1-6
「労働安全衛生法」の関係部分

表
5.1-7
「電離放射線障害防止規則」の関係部分

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

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

表
5.1-10
水質管理に関する運転上の留意事項

表
5.2-1
PWR
一次系水化学管理項目と達成目的との関係

表
5.2-2
PWR
二次系水化学管理項目と達成目的との関係

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)

2
国内PWRプラントの一次系水化学管理の現状の調査


2.1
水化学管理仕様の技術的背景


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


(1)
世界及び日本における
PWR
プラントの位置付け
世界には、表
2.1.1-1
に示すように
443
基の原子力発電炉が稼動しており、全発電設備容量は
380GWe
に達している。全プラントの約
6
割が、ロシア型の
PWR
（
VVER
）を含めて、
PWR
であ
る
[2-1]
。
BWR
が
21
％、ＣＡＮＤＵ炉が
9%
で、これらをあわせると約
9
割に達する。ロシア型のグ
ラファイト炉（
LWGR)
を合わせると、水を減速材あるいは冷却材として使用するものが、
95%
を
占めている。
我が国の原子力発電所は現在
18
サイト、
54
基が稼働中で全発電容量は
48GWe
、世界第
3
位の
発電設備容量となっている。この内訳は、図
2.1.1-1
に示すように、
BWR
が
30
基、
PWR
が
24
基
で、
BWR
の比率が高い点が、我が国の特徴となっている
[2-2]
。尚、福島第一発電所
1
〜
4
号機につ
いては廃止措置に向け取組中。

軽水炉において冷却材に求められる主な役割は、原子炉からタービンへのエネルギー輸送と核
分裂維持のための減速である。すなわち、水は燃料を冷却し、
BWR
では直接、
PWR
では蒸気発生
器を介して間接的に、自らが蒸気となってタービンを回して、熱エネルギーを電気エネルギーに変
える。一方、原子炉で核分裂によって発生した高エネルギーの中性子（約
2MeV
、中性子の速度換
算で
2×10
7
m/s
）を
235
U
に吸収されやすく、核分裂を可能にする低エネルギー（通常
0.025eV
、速度
換算で
2200m/s
）に低下させ、核分裂連鎖反応を持続させる。表
2.1.1-2
に原子炉冷却材に要求さ
れる性質を示す
[2-3]

これまで種々の原子炉で用いられてきた材料の、冷却材としての特徴を表
2.1.1-3
に比較する
[2-4]
。
このうち、軽水は、熱的にも核的にも安定でかつ入手が容易で安価であるという工業的なメリット
が大きい点が特徴となる。核的に安定という観点では、放射線照射下で物理的、化学的に安定であ
ると同時に、中性子照射によって有害な放射性生成種とならないことも重要である。表
2.1.1-4
[2-4]
に示すように、軽水構成元素の水素のごく一部である重水素の放射化によるトリチウムと、酸素の
放射化物である
16
N
が主な放射性生成種であるが、天然の重水素の存在比が
0.023%
とわずかであ
ること、放射化断面積が小さいことなどの理由で、トリチウムの生成と蓄積は僅かである。一方、
16
N
は、親核種である酸素
16
O
の存在比は大きいが、
16
N
の半減期が約
7
秒と小さいため、炉内に
閉じ込められ、環境ほかへの影響は小さい。

PWR
プラントの一次系及び二次系のシステムの概要と使用材料を、図
2.1.1-2
に示す。
PWR
は
間接サイクルを採用し、原子炉で発生した高温の冷却水を蒸気発生器に導き、水・水熱交換によっ
て生成した蒸気をタービンに送る点が特徴である。一方、
BWR
は直接サイクルを採用し、原子炉
で生成した蒸気が直接タービンに送られ、発電に供される
[2-4]
。

PWR
プラントの一次系の系統概要と使用材料例を、図
2.1.1-3
に示す。一次冷却水は循環ポンプ
で強制循環され、その一部は浄化のため原子炉浄化系を通る。原子炉圧力容器は低合金鋼製である
が、接液部には腐食を防止する目的でステンレス鋼の内張りが施されている。循環系配管はステン
レス鋼製である。燃料被覆管には中性子吸収断面積の小さなジルコニウム合金が用いられており、
スプリングほかの部材にはニッケル基合金が使われている
[2

図
2.1.1-4
に冷却系の主要構成材料とその接液面積比を示す
[2-3]
。
BWR
の冷却系では、炭素鋼、
3
4
ステンレス鋼、ジルコニウム合金が主要構成材料であるのに対し、
PWR
の一次冷却系では、蒸気
発生器の伝熱管に用いられているニッケル基合金の割合が多いのが特徴である。

(2) PWRプラントにおける水化学

高温の冷却水は構造材等と接することにより主として腐食反応によって、燃料被覆管や構造材
の健全性に影響を与えるとともに、構造材の腐食によって発生した腐食生成物が原子炉で中性子照
射を受け、放射性核種となって、作業者の被ばく線量増大の原因となる。また、冷却水からこうし
た放射性腐食生成物の除去を積極的に除去すると、放射性廃棄物の発生量が増大するなど
2次的な影響が派生する。

冷却水、減速材としての本来の役割を果たしつつ、燃料、構造材の健全性を確保し、線量率の増
大を抑制して、かつ放射性廃棄物発生量の増大を抑制するためには、広くプラント全体を俯瞰した、
最適な水化学制御が望まれる。

過去35
年余の原子力プラントの水化学制御及び水化学にかかわる
燃料、構造材の主な改善の変遷とその成果を図
2.1.1-5

に示す。

水化学制御は、プラントの安全性、
信頼性の確保、向上に密接にかかわるが、多くの場合、唯一の方策ではなく、プラントのシステム、
構成材料、運転履歴に応じて、適切に選択され、採用されるべきものである。上記した安全性、信
頼性に、経済性の視点も加えた大きな視点での選択が重要であり、対象とする課題にのみ偏ること
なく、プラント全体の視点での、水化学制御の功罪を十分に評価し、最適な制御法を選定すること
が重要である。このためには、プラントシステム、ハードウエア、そしてプラントの運用に関する
幅広い知識が必要とされる
[2-3]
。