（一社）日本原子力学会 水化学部会
第31回 定例研究会「プラント再稼働後の水化学」

WPE-OG-0944
コノ資料及ビコノ資料ニ基ズク
計算機並ビニ記録計等ノ出力ヲ複写、第三者ヘ開示マタハ公開
シナイヨウオ願イ致シマス。

新設プラント（ABWRプラント）向けの水化学の取り組みについて
2017年10月13日
日立GEニュークリア・エナジー（株）
原C部 原化計

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1目次
1. 新設プラント（ABWR)の主要仕様
2. ABWRプラント水化学管理の目的と方針
3. 環境線量率低減対策適用技術
4. 主な環境線量率低減対策(1) 大気酸化処理(2) Hi－Fコート(3) 弁ステライト材料選定

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1．新設プラント（ABWR)の主要仕様_BWR変遷

図

国内BWR技術改良の変遷

会沢、布施、佐藤、斉藤、石丸：「BWR被ばく線量低減技術と志賀第二原子力発電所（ABWR)の実績」
平成25年度火力原子力発電論文集 2014年4月

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1．新設プラント（ABWR)の主要仕様_設備

項目

BWR-5

ABWR

原子炉熱出力（MWｔ）

3293

3926

発電機出力（Mwe)

1100

1356

給水流量（ｔ/ｈ）

6420

7600

燃料集合体（体）

764体

872体

出力制御

PLR＋
ジェットポンプ

インターナルポンプ

制御棒駆動

CRD

FMCRD

CUW流量比2％

2％

復水浄化系

CF＋CD

CF+CD

タービン系システム

カスケード方式

ドレンアップ方式

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備考

ABWRはPLRが無いためD/W
内主線源はCUW、RHR

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1．新設プラント（ABWR)の主要仕様_タービンシステム

高圧タービン

湿分分離加熱器
低圧タービン
冷却水（海水）

主蒸気
原子炉

タービン抽気RIP
制御棒

原子炉浄化系

復水フィルタ
給水加熱器

高圧ヒータードレン

復水脱塩器

ABWR低圧ヒータ-ドレンの回収先は
 復水器（BWR-5以前プラントと同じ）。
または 復水フィルタ入口。
この場合、復水脱塩器出口にも回収可能。

低圧ヒータードレン

BWR-5以前プラントでは高圧ヒータ-ドレンは低圧ヒータードレンに回収しているため、ヒータードレン系で溶出した金属不純物は復水浄化系で除去。（ABWRは炉内に直接混入）

ＡＢＷＲプラント系統構成概略図
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2．ABWRプラント水化学管理の目的と方針

ABWR水化学管理は当面被ばく線量を主体に推進【BWR 水化学管理の目的】
 構造材料健全性維持
 燃料被覆管健全性維持
 作業員被ばく線量低減目的

BWR-5以前プラント

ABWRプラント

構造材料の健全性維持  材料、応力面で対策不十分箇  材料、応力面での対策実施。
所あり。
 水質還元環境化推進（水素注入＋貴金属注入等）

 亀裂事例発覚、もしくは60年
運転適用時、水質還元環境化検討

燃料被覆管健全性維持  給水系からの金属不純物（Fe、  給水系からの金属不純物（Fe、Cu)持ち込み抑制管理

作業員被ばく低減Cu)持ち込み抑制管理

 適切な被ばく低減対策の実施（ALARP*）*：As Low As ReasonablyPracticable)

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 適切な被ばく低減対策の実施（ALARP*）*：As Low As ReasonablyPracticable)© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2017. All rights reserved.

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2．ABWRプラント水化学管理の目的と方針_被ばく実績

ABWR

図 格納容器毎の停止日数と集団線量（国内BWR 2006年度～2008年度）【通常工事のみ】「我が国の実用発電用原子力施設の集団線量の現状と放射線防護の最適化に向けて」
原子力安全・保安部会 放射線管理小委員会 平成22年11月

 RCCV（コンクリート製格納容器）であるABWRプラント被ばく線量は格納容器が広いこと、PLR系統が無いことから、従来プラントと比較して低い傾向にはあるが、大きな差は見られない。
 以上より、ABWRプラントでも更なる被ばく低減対策推進が必要。
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3．環境線量低減対策適用技術_現状技術

被ばく線量＝

環境線量率 ×

（作業時間）

環境線量率 ∝ 放射能付着量（配管･機器）
放射能付着量 ∝ 放射能付着速度 ×
付着放射能除去（化学除染等）【放射能付着速度抑制】
１）ステンレス鋼●給水鉄濃度管理(極低鉄)●Ｚｎ注入●Hi-Fコート●表面平滑化（機械、電解研磨）
2）炭素鋼●ｱﾙｶﾘﾌﾟﾚﾌｨﾙﾐﾝｸﾞ●大気酸化処理●ＲＨＲ低温投入●Hi-Fコート

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放射能濃度【炉水放射能濃度低減】
１）Co持込み抑制●低コバルト材●弁ステライト材料適正２）燃料表面への放射能固定●給水鉄濃度管理●Ｚｎ注入３）停止時炉水温度降下
緩和運転© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2017. All rights reserved.

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3．環境線量低減対策適用技術_ABWRへの適用
線量低減対策項目

被ばく低減技技術

BWR-５以前 1）

ABWRプラント 1）

クラッド発生抑制、除去

復水上流側耐食材〇⇒

給水系酸素注入〇⇒

定検時保管対策〇⇒

復水浄化系2重化

〇

⇒

不純物除去

炉水浄化系

〇（CUW 2%)

⇒低コバルト材採用

給水加熱器伝熱管〇⇒ + 高圧給水ヒータ-極低Co

炉心材料

〇

⇒

弁－ステライト材料適正化

その他ステンレス鋼〇⇒

燃料支持ばね〇⇒

水質管理

給水鉄濃度管理
極低鉄（高Ni)運転

給水鉄濃度管理

材料表面処理PLR、CUW配管表面処理

アルカリプレフィルミング（PLR、CUW)
表面平滑化（電解、機械研磨（PLR)）

CUW配管製造時
大気酸化処理放射能付着抑制化学除染＋Hi-Fコート○（PLR配管施工）

CUW配管施工

燃料表面安定化Zn注入○－(水素注入+貴金属注入時適用)

運用改善

RHR低温投入○⇒

停止時炉水温度降下緩和運転○⇒

注記１） 〇：採用 －：未採用 ⇒ BWR5と同仕様：本発表技術

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4．主な環境線量率低減対策_大気酸化（概念）【未処理】 炭素鋼表面より溶出してFeが炉水中の酸化剤（酸素等）と反応して配管表面の再析出（酸化皮膜の形成）

酸化剤（酸素等）
Co-60等

Co-60等
Fe溶出
再析出

再析出
炉水酸化皮膜形成時、および酸化皮膜形成後に炉水中放射能（Co-60等）と取込む（放射能の付着）

酸化皮膜（マグネタイト）
金属母材（炭素鋼）【大気酸化処理】酸化剤（酸素等）
Co-60等

Co-60等Fe溶出
再析出再析出 配管製造過程での大気酸化処理を行い配管表面に緻密な酸化皮膜を形成
大気酸化処理にて形成した酸化皮膜が保護皮膜として機能することで、母材からのFe溶出を抑制し、放射能付着を低減。

酸化皮膜（マグネタイト）
大気酸化皮膜（マグネタイト）
金属母材（炭素鋼）
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4．主な環境線量率低減対策_大気酸化（処理条件）

炭素鋼配管製作工程

工場

現地

ブラスト

保管（据付まで）

一時防錆剤塗布（内面）

先行試験

ブラスト+
大気酸化処理

実機模擬
試験

ブラスト+
大気酸化処理+防錆剤塗布

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洗浄・耐圧（防錆剤除去）

試運転

起動試験

保管（満水、乾燥）
放射能付着試験（効果確認済）
浸漬/乾燥繰返し＋浸漬

放射能付着試験

腐食状況観察© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2017. All rights reserved.

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4．主な環境線量率低減対策_大気酸化（外観）
無処理

大気酸化
500℃、1時間

大気酸化
625℃、1時間

浸漬前（防錆剤塗布）

浸漬
1ヶ月後

浸漬
2ヶ月後

浸漬
3ヶ月後

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124．主な環境線量率低減対策_大気酸化（60Co付着量）
2018

炉水環境
700時間浸漬

16Co-60付着量（Bq/ｃｍ2）注）先行試験データは、未処理材を同じとし、腐食量から比例換算した。

14未処理の約1/2

1210

未処理の1/5以下

8642

未処理500℃

625℃

アルカリ（塗布なし）

500℃（塗布なし）

未処理（塗布なし）

VCI(ダイアナ）

ネオスコートAS

塗布なし

VCI(ダイアナ）

ネオスコートAS

塗布なし

VCI(ダイアナ）

ネオスコートAS

塗布なし

0

先行試験

625℃（焼鈍条件） １ｈ処理で放射能付着量は未処理時と比較して１/５に低下
従来技術のアルカリプレフィルミングと比較しも１/２に低下
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4．主な環境線量率低減対策_Hi-Fコート（概念）
Hi-Fコート皮膜

実機酸化皮膜外層

Fe3O4

Fe3O4、 Fe2O3、Ni（Co)Fe2O4

内層－CoCr2O4、Cr2O3

粒子サイズ＜0.2μｍ1～10μｍ

皮膜厚さ＜ 0.5μｍ

3～10μｍ

皮膜形成温度

90℃

280℃

化学形態

再汚染抑制効果発現の原理
緻密な外層マグネタイト皮膜が、還元環境下で形成されるＣｏを取込み易い内層酸化皮膜（クロマイト）の形成を抑制

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Hi-Fコート：Hitachi Ferrite Coatingから命名
特許出願済（特開2006-38483）© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2017. All rights reserved.

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4．主な環境線量率低減対策_Hi-Fコート（施工手順）
昇温
KMnO4

母材

酸化Cr2O3C2H2O4N2H4

還元,浄化繰り返し

Fe2O3，MFe2O4(M : Fe, Ni, Co)

母材

クロム酸化物の溶解

還元剤分解,浄化Fe（HCOO）2H2O2
N2H4

母材

鉄酸化物の溶解Hi-Fコート処理
母材

薬剤分解
最終浄化
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母材

緻密なフェライト(Fe3O4）
皮膜の形成© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2017. All rights reserved.

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4．主な環境線量率低減対策_Hi-Fコート（施工後断面）
ステンレス鋼ではマグネタイトの緻密な皮膜を形成（膜厚：約0.3μm）
外層(マグネタイト粒子）
内層(クロマイト）

蒸着カーボン

コーティング層(マグネタイト）

蒸着カーボン

母材（SUS304）

母材（SUS304）

NWC環境200ｈの皮膜(DO: 300 ppb)

Hi-Fコートの皮膜

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4．主な環境線量率低減対策_Hi-Fコート（PLR配管（ステンレス鋼）線量率低減効果）

Dose rate of PLR inlet piping（mSv/h)【ステンレス鋼へのHi-Fコート施工実績】
 島根原子力発電所PLR配管に施工し、化学除染次サイクルでの再汚染抑制効果を確認。
5NWCHWC

4PLR（A)
Point 1
Point 2
PLR（B)

NWC preoxidation operation

3Pipereplacement

Chemical decon.
Hi-F Coat
NWC preoxidation(90 days）

Shroud replacement
Chemical decon.

2101718192021 22 23 24 25
Number of outage（-）

262728H. Matsubara et. al., ” Development of Hi-F Coat for Carbon Steel Piping”, 2010 ISOE Asia ALARA Symposium
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4．主な環境線量率低減対策_Hi-Fコート（CUW配管（炭素鋼）への適用）
0.7【炭素鋼配管へのHi-Fコート】

0.6

低減率

0.5

 炭素鋼への施工性については確認済み

0.40.3

 炭素鋼へ施工したHi-Fコートの低減効果は約1/２。ただし、炉水Niイオン濃度が高い条件ではCo-60取込み抑制効果が得られない。（左図参照）

0.2
0.1
000.2

0.4

0.6

0.8

11.2

Ni濃度(ppb)

コバルト付着低減率のニッケル濃度依存性(亜鉛注入+NWC環境)*

低減率= 1 －Hi-Fコート有のCo付着量

 炉水Niイオン濃度は給水からの鉄クラッドの持込み量の低下に伴い上昇するため、最適な給水鉄濃度管理を行い、炉水Niイオン濃度を下げることが、炭素鋼へのHi-F
コート効果面では重要。

Hi-Fコート無のCo付着量*稲垣 他、Hi-Fコートによる炭素鋼へのBWR環境におけるコバルト付着の抑制、2017年春の年会、2106

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4．主な線量低減対策_弁ステライト材選定(腐食状況）

 従来弁：弁座にステライトTM(Co基合金)肉盛・弁座面あれ （腐食、エロージョン）
・弁座割れ（発生起点は腐食部）
・Co溶出
被ばくの主因・Corrosion Bonding （安全弁設定圧ドリフト：NRC IN２００６－２４）

網目状共晶炭化物
樹枝状晶(ﾃﾞﾝﾄﾞﾗｲﾄ：基地(ｷｼﾞ))

脱落寸前の樹枝状晶
選択的な共晶炭化物損傷

弁座(ｽﾃﾗｲﾄ#６ 溶着)の著しい面あれ発生部の断面SEM像
ﾋｰﾀﾄﾞﾚﾝ系弁座ｴﾛｰｼﾞｮﾝ損傷の例 ：共晶炭化物の選択的な腐食と基地の脱落が進行中
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4．主な線量低減対策_弁ステライト材選定(耐食性） Stellite #21はStellite #6に比べて耐食性が高く、Co溶出量は約1/3と評価。

(#6は炭化物相が連続相であるのに対し、#21は分散相) 弁摺動部での材質をStellite #6からStellite #21変更することはCo溶出抑制。
 一次系の弁について、弁点検、Co溶出量評価でCo溶出量が多いと判断された弁（Stellite #6 ）をStellite #21に交換することは環境線量率低減上（Co低減）有効。

ステライト#6

ステライト#21

ステライト#6, #21の金属組織の比較(Exocor社HPより)
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