(一社)日本原子力学会 水化学部会
定例研究会

本日の内容

原子力発電プラントの水化学に関する国際会議2016 （NPC 2016） Brightonの概要
概要

1. 水化学国際会議(NPC)
2. 基調講演（英国，米国，日本の動向）
基調講演（英国 米国
本 動向）
3. PWR一次系の水化学管理技術に係る動向
4. PWR二次系の水化学管理技術に係る動向
次系 水化学管理技術に係る動向
5. BWRの水化学管理技術に係る動向
6 高経年化技術に係る動向
6.
7. 燃料被覆管健全性/水化学の相互作用に係る動向
8 補機系に係る動向
8.
9. 放射線化学に係る動向
10 福島第一発電所事故に係る動向
10.
福島第 発電所事故に係る動向
11. コアメンバー会議
12 寸感
12.

一般財団法人 電力中央研究所
Central Research Instituteof Electric Power Industry
材料科学研究所河村浩孝
平成29年3月1日(水)日本原子力発電㈱本店(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会

1

１
１．NPCとはとは(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会

2

NPC2016の概要
2016の概要

 Nuclear Plant Chemistry Conference，水化学国際会議
 1977年に英国Bournemouthで英国と日本の2国間会議として開催されて以降，参加国を増やしながら2,3年毎に開催
 原子力水化学分野で唯原子力水化学分野で唯一の国際会議
の国際会議
開催年

開催地／ホスト

開催年

開催地／ホスト

1977

英国（ボーンマス）

1998

日本（柏崎/東電）

1980

英国（ボーンマス）

2000

英国（ボーンマス）

1983

英国（ボーンマス）

2002

フランス（アビニョン）

1986

英国（ボーンマス）

2004

米国（サンフランシスコ）1988

日本（東京/東電・原電）

2006

韓国（済州島）1989

英国（ボーンマス）

2008

ドイツ（ベルリン）

1991

日本（福井/関電・原電）

2010

カナダ（ケベック）

1992

英国（ボーンマス）

2012

フランス（パリ）

1994

フランス（ニ ス）
フランス（ニース）

2014

日本（札幌/北海道電）

1996

英国（ボーンマス）

2016

Brightonは英国の南東部の海沿い，15万人規模のリゾート地
近隣にBrighton大学やSussex大学があり，若者の多い町

 主催：The Nuclear Institute Chairman：Dr. Andy Rudge (EDF Energy Nuclear Generation)
 参加者：地元英国をはじめ，日本，EU諸国，米国，カナダ，韓国，中国等からから243名が参加（日本から31名が参加，英国に次いで2番目)名が参加（ 本から 名が参加 英国に次番 ) オーラルセッション：10/3(月)～10/6(木)基調講演：3件
一般講演：15セッション（8つの技術項目），56件
PWR一次系，PWR二次系，BWR，高経年化技術，燃料と水化学，補機系，放射線化学，
事故マネジメント ポスターセッション：10/3(月)～10/5(水)の午後 115件
 放射線分解・電気化学に関するWS：10/7(金)，15 (日本から4件)
 テクニカルツアー：
テク カル ア10/7(金) Dungeness10/7(金)，D
B発電所(AGR初号機)

英国（ブライトン）(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会

 期間：2016年10月2日（日）～7日（金） 場所：英国Brighton市，The
場所：英国Brighton市 The Grand Brighton Hotel

3(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会

4

NPCの参加者および発表件数の推移の参加者および発表件数の推移
参加国数

参加人数
（同伴者除く）

発表論文数（招待/口頭/ポスター）

NPC2012
Paris

28か国

349名

207（0/61/146）

NPC2014
Sapporo

26か国

358名

234（11/77/146）※うち特別 45（8/15/22）

NPC2016Brighton

21か国

243名

174（3/56/115）

400
350
300
250
200
150
100
50
0

NPCの参加者の大陸別内訳の参加者の大陸別内訳

NPC2012 Paris
計349名

NPC2014 Sapporo
計358名

ホスト地域以外
ホスト地域

NPC2016 Brighton
計243名(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会

5

NPC2016の発表件数(登録時)
2016の発表件数(登録時)
セッショントピックス
S1
S2, S7S2
S7, S14
S3, S9S4, S13
S5 S11S5,
S6, S15
S8S10
S12, S16

基調講演
PWR 次系水化学
PWR一次系水化学
BWR水化学
補機系の水化学/ 廃棄水処理
軽水炉二次冷却系の水化学 (蒸気サイクル)
プラントの寿命管理および高経年化
燃料と水化学との相互作用
水化学と放射線
高温炉と事故マネジメント
合
計

招待
講演
3
－
－
－
－
－
－
－
－
3

口頭
発表
12
8
8
8
8
4
4
8
60

(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会

6

２．基調講演の概要
２
基調講演の概要 ー英国，米国，日本の動向ー
英国 米国 日本の動向
ポスター
発表
－
36
17
16
24
9
16
0
8
126

 主催者が3件（3カ国）を選定
 英国は，これまでのガス炉，PWRに加えて，6基のBWRを建設準備中
英国は れまでのガス炉
Rに加えて 6基の Rを建設準備中
ALARP (As Low As is Reasonably Practicable)の精神に則り，水化学を含む設計要項に対しライセンスを発行（世界的にも特徴がある許認可，国内では，安全審査，工事認可でも水化学に言及することはない）
 米国EPRIはプラント水化学の標準，ガイドラインを定期的に改定しており，参考となる世界全体の水化学の動向を紹介
 日本からは，福島事故の影響を受け，原子力の再活性化に懸命に日本からは 福島事故の影響を受け 原子力の再活性化に懸命に努力している現状を紹介

計
3
48
25
24
32
17
20
4
16
189

 水化学に対する各国のスタンスが異なる様子が発表され興味深い(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会

7(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会

8

英国の動向 （（Michael Paul Redmond; ONR））

米国の動向 ((Daniel Wells,, EPRI)) ONR(Office for Nuclear Regulation)：英国内の安全保障措置確保のために設置した機関 行政とは独立 原子力エネルギーの安全･安心を規めに設置した機関。行政とは独立，原子力エネルギの安全 安心を規制（放射性物質の輸送を管轄）
 ALARP (As Low As is Reasonably Practicable)の精神に則り，設計，建設，運転の各段階で安全性を確認。特に，化学の視点から詳細なチェックを実施 6サイトでの計画が進行中。Hinkley Point CとSizewell C(UK-EPR)では設計審査GDA(Generic Design Assesments)が完了。Hinkley Point Cでは建設 運転審査NSL(N l
は建設･運転審査NSL(Nuclear
Si Licence)も終了。Wylfa
Site
Li)も終了 W lf NewyddとN
ddと
Oldbury B(ABWR)のGDAは2017年12月完了予定
 GDAでは，反応度制御，構造材健全性，燃料健全性と良好な燃焼，線GDAでは 反応度制御 構造材健全性 燃料健全性と良好な燃焼 線
量率上昇抑制，事故時の放射性物質放出抑制の5点から水化学を評
価 原子力プラントの効果的な化学管理は，①一次系圧力バウンダリの健全性確保 ②燃料の健全性確保 ③線量率低減
全性確保，②燃料の健全性確保，③線量率低減
 各水化学ガイドラインを継続的に改善するとともに，1000サイクル以上の運転モ ドに対応する化学DBを作成 維持の運転モードに対応する化学DBを作成･維持 BWRでは，オンライン貴金属注入（OnLine NobleChemTM, OLNC）が主流
 PWR一次系の水素濃度管理では，高濃度水素添加プラントが増大

引用文献
引用文献：D.
Wells, ”Chemistry Control to Meet the Demands of Modern Nuclear Power Plant Operation”,
Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 2, (2016).

引用文献： M. P. Redmond, ” Regulating Chemistry for Nuclear Power Stations in the UK”,
Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 1, (2016).
(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会

9(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 10

日本の動向 （勝村部会長（勝村部会長，日本アイソトープ協会）
日本
ソ
プ協会）

３
３．PWR一次系の水化学管理技術に係る重要課題
次系の水化学管理技術に係る重要課題

 福島第一発電所事故の概況をレビューし，新規制基準を紹介すると共に さらなる安全運転を目指した水化学管理 制御の方向性を提示に，さらなる安全運転を目指した水化学管理，制御の方向性を提示
 併せて，事故からの復旧状況，今後40年余に亘り展開する廃炉作業に向けた水化学の寄与を紹介
 各国から関心を集めたのは，長期間停止時の水化学管理

重要課題：線源強度低減，Ni基合金等のSCC緩和

引用文献
引用文献：Y.
Katsumura, ” Latest activities of the water chemistry group in Japan”, Proc. International
Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 3, (2016).

(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 11(1) 亜鉛注入⇒ 線源強度低減，Ni基合金の一次系応力腐食割れ(Primary Water
Stress Corrosion Cracking, PWSCC)緩和(2) 高リチウム運転⇒ 線源強度低減(3) 溶存水素(DH)濃度最適化運転（高DH運転）⇒ Ni基合金のPWSCC緩和(4) 110mAgによる線源強度評価⇒ 線源強度低減(5) pH調整剤としてのKOH の適用可能性⇒ 線源強度低減
セッシ ン総括
セッション総括：
線源強度低減に係る新たな取り組みの紹介（日本と異なる取り組み）(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 12(1) 亜鉛注入による被ばく低減技術と亜鉛注入による被ばく低減技術とSCC緩和
緩和(2) 米国米国PWRにおける高ｐH運転基数の推移
における高ｐ 運転基数の推移

 日本：線量率低減を目的に5ppb程度の低濃度亜鉛注入 国外：PWSCC抑制を目的に数十ppbの高濃度注入が主流 近年，低濃度注入でもPWSCC改善効果が認められつつある
 線量率低減効果と燃料のクラッド誘因型出力変動(Crud Induced Power Shift, CIPS) や材料への影響を適切に見極める必要あり
 ほう酸のリサイクルによりZn
ほう酸のリサイクルによりZ 2SiO4が熱力学的に析出⇒ B-Si-Znの相互作用の明確化が必要

Comanche Peak 2号機の第7サイクル(2002年5月～2003年10月，Li濃度5ppm，B濃度
1425ppmの高pH運転(pHT=7.3))の結果，①出力変動時の腐食生成物の移行量は最小，②58Coと60Coの濃度および被覆管表面の酸化物量は第6サイクルよりも低下，③被覆管の腐食挙動およびNi基合金のPWSCCに影響を及ぼさない，④腐食生成物の除去量は第6サイ
クルよりも低減，⑤停止時の過酸化水素添加により58Co/Ni比は低下
これを受け，第8サイクル(2003年11月～)ではLi濃度6ppm(pHT=7.4)で順調に運転
他プラントでも，pHを6.9から7.4に上げると腐食生成物量は低減

引用文献：
用文献 O. A. Ramos,, et. al.,, ”Enhance of Silica Managementgin French PWR Fleet”,, Proc.
International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 7, (2016).
引用文献：D. Wells, ”Chemistry Control to Meet the Demands of Modern Nuclear Power Plant
Operation”, Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 2, (2016).

 OSCARコード(CEA開発)を用いた亜鉛注入の影響を評価
 Znは酸化皮膜の内層皮膜内のCo取り込み抑制に効果を有するが，溶液中のCo濃度と外層皮膜内のCoの取り込みは亜鉛注入により増加

C S（C ud Induced
CIPS（Crudduced Powerowe S
Shift）のリスク低減t）のリスク低減
近年，米国を中心に高pH運転を採用するPWRが増加
引用文献：D. Wells, ”Chemistry Control to Meet the Demands of Modern Nuclear Power Plant
Operation”, Proc.
Operation
Proc International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016,
NPC2016 Paper 2
2, (2016)(2016).

引用文献： F. Dacquait et. al., ” Zinc effect on the primary circuit contamination of a Belgian PWR using the
OSCAR V1.3 code”, Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 80, (2016).
(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 13(3) DH最適化運転の推移
最適化運転の推移
米国のPWRを中心に，Ni基合金のPWSCC対策としてDH濃度を25～50cc·STP/kg·H2Oとする高濃度水素添加プラントが増大

引用文献：D. Wells, ”Chemistry Control to Meet the Demands of Modern Nuclear Power Plant Operation”,
Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 2, (2016).

(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 14(4) 110mAgに係る線源強度評価
gに係る線源強度評価
国外PWRでは110mAgによる線量寄与が散見
AgはCVCSの熱交換器やサンプリング系統などの特定部位に多く沈着
原因：AgIの析出，コロイド
Agの生成源：①炉心容器シール材からの溶出②Ag-In-Cd制御棒破損時の放出
対策：
対策①酸化運転温度の上昇②pH低下③酸化運転前のI濃度低下④DO濃度の速やかな増加
引用文献：Moëz Benfarah et. al., ”Study of PWR Contamination by 110mAg Using Thermochemical Simulation ofSilver, Iodine and Silver Iodide Under PWR Coolant Conditions”, Proc. International Nuclear Plant Chemistry
Conference NPC2016, Paper 70, (2016).
引用文献 M i Bachet
引用文献：Martin
B h et. al.,l ”Main”M i conclusions
l i
from
f
the
h MAI workshop
k h on silver
il110m
110 contaminationi i inipressurized water reactors”, Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 70, (2016).

(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 15(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 16

(5) その他の被ばく低減技術
pH制御としてのKOHの適用性評価
 PWRのpH制御に使用する7LiOHの供給に係わる懸念から，代替剤として
LiOHの供給に係わる懸念から 代替剤としてのKOHを検討
 VVERの実績に基づき，燃料被覆管，SG伝熱管等への影響は小さいと評価
 42Kによる線量増加が懸念事項
引用文献： K.
引用文献
K Fruzzetti,Ftti ”Evaluation”E l ti off Potassium
P ti
Hydroxides
H d
id forf ReactorRt Coolant
C l t PH Control
C t l ini Western
W t
PWRs”, Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 6, (2016).

その他の線量低減対策
 KKG, Angra II, Atucha IIを対象に，線量率低下を目的としたHFT時と出力運転時の化学管理を紹介
高 H運転と亜鉛注入の組み合わせによる保護膜形成による線量率低下
高pH運転と亜鉛注入の組み合わせによる保護膜形成による線量率低下
引用文献： A. Drexler et. al., ”Chemistry concept for dose rate minimization treatment of new and decontaminated
PWRs and PHWRs”, Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 5, (2016).

(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 17

４
４．PWR二次系の水化学管理技術に係る重要課題
次系の水化学管理技術に係る重要課題
重要課題：鉄持込抑制と蓄積鉄の除去(1) 高pH運転 ⇒ 系統内の腐食抑制(2) 分散剤 ⇒ SGのファウリング対策，系統内のFe濃度抑制(3) フィルムフォーミングアミンの適用⇒ 系統内のFe濃度抑制，鉄系材料の腐食抑制
濃鉄
腐食(4) 化学洗浄 ⇒ SGのファウリング対策，系統内のスラッジ除去(5) ヒドラジン代替剤⇒ がん原性薬品代替剤としてのDEHAのDoel-2適用試験
セッション総括：
セッション総括
分散剤(PAA) は試行段階にあり，適用条件の最適化等が期待がん原生を有するヒドラジンに対する代替剤(DEHA)の検討が進行中
フィルムフォーミングアミンの試用も積極化(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 18(1) 高p
高pH運転
運転－SG二次側への鉄持ち込み抑制ー
次側
鉄持ち込 抑制(2) 分散剤 －SG二次側の鉄除去ー
次側 鉄除去 二次冷却材の高pH化により系統内のFe低減
 二次系材料構成に応じたpH調整剤（種類・添加濃度）の最適化が主要
次系材料構成に応じた 調整剤（種類 添加濃度）の最適化が主要テーマ
 ETA，アンモニア，DMA，モルフォリンおよびそれらの組み合わせが採ETA アンモニア DMA モルフォリンおよびそれらの組み合わせが採用
 日本も海外知見を参考にpH調整剤の最適化を図る必要あり

 分散剤(Polyacrylic acid, PAA)はSG二次側の鉄スケールを水中に分散して除去する技術 1990年代後半より開発して除去する技術，1990年代後半より開発
 10基程度で試運用中，SG汚れ係数の回復を確認
 注入法：①運転中(On-line)，②保管中(WLU)，③クリーンアップ時(LPR)，④スラッジランシング Brainwood
B i
d １号機に加え，Doel
１号機に加え D l 3号機でも，運転停止直前に高濃度で短3号機でも 運転停止直前に高濃度で短期間，分散剤を注入 鉄スケ
鉄スケール除去
ル除去，SG伝熱性能回復は，ASCA洗浄と同程度
SG伝熱性能回復は ASCA洗浄と同程度

引用文献：D. Wells
引用文献：D
Wells, ” Chemistry Control to Meet the Demands of Modern Nuclear Power Plant
Operation”, Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 2, (2016).

引用文献： K. Fruzzetti et. al., ” PWR Secondary Dispersant Operating Experience Update” Proc. International
Nuclear Plant Chemistry Conference, NPC2016, Paper 16, (2016).

 ラボ試験の結果，PAA存の在下では，模擬伝熱管(TT690合金)
ボ試験 結果存 在は 模擬伝熱管(合金) に
Fe2O3が形成，PAA無と比較して液相のFe濃度が約6倍と評価
引用文献： M.
M Roy etet. alal., ”Fouling of Steam Generator Tubes in Nuclear Power Plants: Investigation on thePreventive Effect of Polyacrylic Acid on Iron Oxides Deposition” Proc. International Nuclear Plant Chemistry
Conference, NPC2016, Paper 18, (2016).
(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 19(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 20

(3) フィルムフォ
フィルムフォーミングアミン（FFA）
ミングアミン（）(3) フィルムフォ
フィルムフォーミングアミン（FFA）
ミングアミン（）

 100ppm以上のFFAにより腐食抑制効果発現
 FFAは沸騰伝熱面の伝熱率を増加
 PWR適用試験では，実施後1週間程度で金属表面にFFAが吸着し，Feの移行率は50%減少
 流体力学，粒子輸送，粒子間/表面の静電力を考慮した計算法を開発
 SG内の腐食生成物の析出パターンはキドニー型で，析出量は中心が最大 大径粒子は中央 析出 小径粒子は外周側 析出
最大，大径粒子は中央に析出し，小径粒子は外周側に析出
 FFA適用により粒子径は小さくなる

 FFAの1種であるオクタデシルアミン(ODA)は228℃と300℃の両条件下で炭素鋼の腐食速度を減少
 ODA注入は，炭素鋼表面に酸化皮膜が存在している状態でも，金属光
沢表面状態で注入した場合と同様の効果
 FAC発生部位でもODAは効果的に作用と推測
 いったんODA皮膜が形成されると，228℃では少なくとも10日間は保護皮膜を保持し 腐食を抑制
皮膜を保持し，腐食を抑制
 温度低下によりODAの効果も低下

引用文献： L.
引用文献
L Rudolph et.
et al.,al ”CFD calculation method for the assessment of the impact of Film Forming Amineson local deposition at the tube sheet of steam generators” Proc. International Nuclear Plant Chemistry
Conference, NPC2016, Paper 61, (2016).

引用文献： E. Jäppinen et. al., ”Effect of octadecylamine on carbon steel corrosion under PWR secondaryside conditions” Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference, NPC2016, Paper 61, (2016).

引用文献： S. Choi et al., ”Filming
Filming Amine Use in PWRs: A Pathway to Wider Use”,
Use , Proc. International Nuclear
Plant Chemistry Conference, NPC2016, Paper 60, (2016).

21(4) 化学洗浄－SG二次側の鉄除去ー
次側 鉄除去 従来の化学洗浄① Hard洗浄: SGOG (EPRI),(EPRI) HTCC (AREVA)，(AREVA)② Soft洗浄: ASCA (DEI), DMT (AREVA), PACCO (COMEX)）の特徴と，
 近年開発された化学洗浄③ iASCA (DEI), DART (AREVA)）の概要紹介
 スケール対策技術として分散剤，
 超音波洗浄(UEC)等の技術を紹介
 これら技術はEPRI Sourcebook (レポート番号3002005090)に収録
引用文献：M. J. Little et. al., ”Updated Experience with Steam Generator Secondary Side Deposit Management”
Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference, NPC2016, Paper 17, (2016).

(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 23

22(5) Doel 2号機におけるDEHA実機適用試験
DOは設定値の7ppbより低い4～5ppbで維持，給水系DOは5ppb未満
DEHAの脱酸素効果は N2H4に比べやや小さいが(給水系でN2H4注入時
DEHAの脱酸素効果は，NのDO濃度0.1ppbに対し0.4ppb)，SG二次系の脱酸素効果としては充分DEHA注入時 SGBD水Feは100～200ppb
DEHA注入時，SGBD水Feは100200ppb，給水Feは1ppbから3ppbに上昇
給水Feは1ppbから3ppbに上昇
DEHAはSG上流で熱分解と脱酸素反応，第6予熱器(190～233℃)で消失
脱酸素反応により，毒性のアセトアルデヒドが中間生成，最終的には酢酸と水に分解
主な熱分解生成物は，非発がん性で揮発性のジエチルアミン(60%)とエチルアミン(10%)
有機酸によりSG器内水の酸電気伝導率増，SGBDで有機酸の除去
復水エジェクターは
復水エジェクタ
は，非凝縮性ガス除去用の真空ポンプに比べ揮発性熱
非凝縮性ガス除去用の真空ポンプに比べ揮発性熱
分解生成物の除去効率が小さいためTOCは増加，給水pHと電気伝導率は上昇（Doel 2:真空ﾎﾟﾝﾌﾟ無）給水系のDEHAの推奨濃度は50ppb
引用文献： Lieve Verelst et. al., “An Investigation into an Alternative to Hydrazine as an Oxygen Scavenger in the Secondary System of NPPs
Literature Review and Plant Trial” Proc. Int. Conf. on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems 2016 (NPC 2016), Paper 41, Brighton, UK (2016).
(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 24

５
５．BWRの水化学管理技術に係る重要課題の水化学管理技術に係る重要課題
重要課題：ステンレス鋼のSCC環境緩和，線源強度低減
鋼
強(1) 貴金属注入(Noble Metal Chemical Application, NMCA，
On Line Noble Metal ChemTM, OLNC)⇒ 線源強度低減，ｽﾃﾝﾚｽ鋼の応力腐食割れ(Stress Corrosion Cracking, SCC)環境緩和(2) 亜鉛注入 ⇒ 線源強度低減(3) 酸化チタン(TiO2)被覆⇒ ステンレス鋼のSCC環境緩和(4) 化学除染技術 ⇒ 線源強度低減(5) 放射性核種の移行モデル⇒ BWR線源強度低減（吸着過程における元素の拡散を考慮）
セッション総括：ッシ 総括
さらなる技術の進展が期待(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 25(1) NMCA，OLNC，HWC運用基数の推移
運用基数の推移 米国ではオンライン貴金属注入(OnLine NobleChemTM， OLNC)が主流
 DZOを用いた亜鉛注入
 燃料影響の回避のため給水中DZO濃度を制限しているが，給水中の鉄クラッド低減の結果，炉水中のDZO濃度は増加傾向
引用文献：D. Wells, ”Chemistry Control to Meet the Demands of Modern Nuclear Power Plant Operation”,
Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 2, (2016).

EPRIのBWR VIP（BWR Vessel and Internals Project）では，IGSCC抑制
対策として貴金属注入を推進
近年は運転中に注入を行うOLNCを推奨
 炉内のPt付着量は炉外試験片の付着量よりも多い PLR配管，下部プレナム，ボトムドレン配管内での腐食電位（ECP）は，
OLNC実施中に速やかに 230mV(SHE)を下回る
OLNC実施中に速やかに-230mV(SHE)を下回る
 VIPでは，Pt粒径，個数密度分布，付着量分布の実測値，炉心シュラ
ウド再点検の結果等と併せ，IGSCC抑制効果を評価
 Pt付着量とECP低減効果との相関から，OLNC技術の向上を図る

引用文献：S. E. Garcia, et. al., ”IGSCC Mitigation Monitoring Results at BWR Plants with Noble Metal Treatment”,
Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 10, (2016).
(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 26(2) BWRにおける亜鉛注入の推移
における亜鉛注入の推移(3) 酸化チタン(
酸化チタン(TiO2)被覆技術

 ZnとSiの共存により，Zn-Si化合物が形成し，燃料クラッドの稠密・固着化を促進
 これにより，被覆管の熱伝達率が低下し，被覆管表面に蒸気膜を形成し，被覆管の温度上昇，耐食性低下，延性低下に繋がる
 DZO注入速度の増加は，皮膜内への60Coの取り込みを抑制，粒子状の60Co濃度を増加

 光半導体であるTiO2を用いて，炉内チェレンコフ光の光励起により腐食
電位（ECP）を低下させる技術
 TiO2単独では，水素無注入条件でもECPは低下
 TiO2+貴金属共存下でも貴な方向にシフトしたECPを一定量低下
 貴金属注入に対するTiO2の利点：①水素注入が不要②炉上部も保護対象③60Co溶出抑制が期待④燃料被覆管の健全性と両立性

引用文献：D. Wells, ”Chemistry Control to Meet the Demands of Modern Nuclear Power Plant Operation”,
Proc International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016,
Proc.
NPC2016 Paper 2
2, (2016)(2016).

引用文献： J. Takagi et al.,” Advances in TiO2 Injection Technology Development for IGSCC Mitigation under Various Water
Chemistry Conditions in BWRs”, Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference, NPC2016, Paper 11, (2016).

(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 27(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 28

(4) BWRにおける放射性核種の移行モデル
における放射性核種の移行モデル
 多様な運転条件にも対応可能な放射性核種の移行モデルを作成
 実機データとラボ試験結果を基に，配管線量率と水素注入，Ni/Fe比，実機デ タとラボ試験結果を基に 配管線量率と水素注入 Ni/Fe比
亜鉛注入との相関を再検討し，沸騰場を考慮
 水質変化に伴う配管線量率の変化を凡そ再現
 水素注入量に応じた腐食速度の変化やZn化合物の形態は未考慮

引用文献：J. Henshaw,
引用文献：J
Henshaw et.
et alal., ”Material
Material and Activity Transport Modelling in BWRs
BWRs”, Proc.
Proc International Nuclear
Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 110, (2016).

(5) BWR除染技術
除染技術
 Cofrentes発電所(スペイン)において除染後の再汚染が顕著
 ①白金付着(LTNCTM)，②セルファセンブルモノレイヤ) ②セルファセンブルモノレイヤー(SAM)(SAM)，③SAM③SAM
後の白金付着について実機で効果の確認を行い，③が再汚染抑制に最も効果的
引用文献： J. D. S. Zapata et al., ”Decontamination and Post-Decon Passivation treatment of the RRS Loops and
RWCU System as a Measure for Collective Dose Reduction and Recontamination Reduction at the NPP
Cofrentes in Spain –Update 2016”, Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 32,(2016).
(2016)(6) BWRにおける給水鉄濃度低減対策
 近年，復水脱塩システムの高度化により，BWR給水Fe濃度は低下
近年 復水脱塩システムの高度化により BWR給水F 濃度は低下
引用文献：D. Wells, ” Chemistry Control to Meet the Demands of Modern Nuclear Power Plant Operation”,
Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 2, (2016).

(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 29

６ 軽水炉の高経年化技術に係る重要課題
６．軽水炉の高経年化技術に係る重要課題
重要課題：経年劣化予測モデル，二相流下FAC解析モデル，
クレビス腐食挙動セッション総括：
多岐にわたる発表
次系 化学管理 発表 中心
PWR二次系の化学管理の発表が中心経年劣化予測モデルの精度向上
炭素鋼の二相流下FAC解析モデル
304ステンレス鋼のクレビス腐食挙動
鋼 ク ビ 腐食挙動
CANDU炉のSG伝熱管の損傷
インド PHWRフィーダー管のFAC
福島事故に係るクレビス腐食
う酸水
クリ
中性
鉄筋腐食
ほう酸水によるコンクリートの中性化と鉄筋腐食(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 31(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 30(1) 気気-液二相流FACモデル
液 相流
モデル
 気-液二相流下でのFACをモデル化
 単相流のFACモデルを二相流系に適用するため，二相流の実験デ
単相流のFACモデルを二相流系に適用するため 二相流の実験データ
タにより検証した流動特性(蒸気条件に左右される流れや液滴衝撃)を用
い，壁面の液膜の効果/影響を考慮
 液膜の化学は，金属の反応と酸化皮膜の分解/成長反応に左右され，添加薬品（アンモニア，アミン等）により気液分配係数が異なる
 酸化皮膜の性状(多孔性，ねじれ，Fe
酸化皮膜の性状(多孔性 ねじれ F 3O4粒度)もパラメータ粒度)もパラメ タ
引用文献： D.
D H
H. Lister
Lister, ”Flow
Flow-Accelerated
Accelerated Corrosion in Two-Phase
Two Phase Steam
Steam-Water
Water Flows: Experiments
and Modeling”, Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 56, (2016).

(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 32

(2) クレクレビス部の再不動態化電位
ス部の再不動態化電位
 クレビス腐食は，クレビス部とバルク水環境の電位差により発生・進展 304Lおよび316Lステンレス鋼のクレビス腐食の開始電位と再不動態化
電位を電気化学試験により調査
 その結果，クレビス腐食が開始する臨界電位は，304L鋼と316L鋼では差はなし
 再不動態化臨界電位の差は，有意 316L鋼の再不動態化臨界電位は，腐食により溶出し，クレビスに濃縮
316L鋼の再不動態化臨界電位は 腐食により溶出し クレビスに濃縮したモリブデン酸塩イオンの影響により304L鋼より貴引用文献： Y. Watanabe et. al., ”Critical Potentials for Re-Passivation of Corroding Crevice in Corrosion Resistant
Alloys” Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference, NPC2016, Paper 58, (2016).

(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 33

７ 被覆管健全性/水化学の作用に係る重要課題
７．被覆管健全性/水化学の作用に係る重要課題
重要課題：燃料洗浄，AOA対策，亜鉛注入，NMCAに関連
燃した燃料被覆管の健全性との相互作用(1) PWR関連
AOA対策としてのクラッド付着低減対策
被覆管クラッド性状への亜鉛注入の影響(2) BWR関連
被覆管へのPt付着挙動の影響（被覆管へのNMCAの影響評価）
セッション総括：
当該分野に関する世界の動向は大きく変化していない
PWRでは燃料洗浄，AOA対策，亜鉛注入の影響評価研究
BWRでは被覆管へのNMCAの影響評価研究
BWRでは被覆管のNMCAの影響評価研究(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 34(1) PWR燃料の高効率超音波洗浄
燃料の高効率超音波洗浄(2) PWR亜鉛注入下における燃料被覆管クラッド付着のモデル化

 Ringhals発電所においてH2O2を用いた高効率の燃料超音波洗浄（High Effective Ultrasonic Fuel Cleaning，HECleaning HE-UFC）を実施
UFC）を実施 停止時クリーンアップ時に比してHE-UFCの方が洗浄効果は大きく，固着クラッドも除去
 燃料洗浄により3～5年間で30～60%の線量低減
 部分洗浄は高額なクラッド掻き取り調査（クラッドの付着量，性状，化学組成の調査）の代替
 燃料洗浄時に採取したクラッドサンプルは，サイクル間のクラッドのキャ
リ オ バ の状況を反映
リーオーバーの状況を反映

 物質移動，飽和溶解度を考慮し，Li2B4O7，ZnOおよびZn2SiO4のクラッド
内析出を予測できるZn B Si系モデルを検討
内析出を予測できるZn-B-Si系モデルを検討
 実機状況を再現するため，Zn-Bイオン，Si(OH)4，B(OH)3間の複雑な化
学物質も考慮
 Zn濃度が低い場合，Li2B4O7よりもZnOが析出すると予測したが，10ppb
未満のZn濃度でもCIPSが観察されることと一致しない等，改良が必要
 Zn-BorateとSi-Borateを考慮することで，モデルを精緻化できるため，
Z B t とSi B t を考慮することで モデルを精緻化できるため
Zn-BorateとSi-Borate等の高温水中における熱力学データの拡充が重要

引用文献： B. Bengtsson et. al., ”Safety & Radiation Benefits using Frequent and Optimized Fuel Cleaning”,
Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 28, (2016).

(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 35

引用文献： J. Henshaw et. al., ”Zinc Chemistry in Fuel Crud”, Proc. International Nuclear Plant Chemistry
Conference NPC2016, Paper 31, (2016).

(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 36

(3) BWR燃料被覆管へのPt付着の影響
燃料被覆管 の 付着の影響
 ラボ試験の結果，付着したPtの粒径はPt注入速度に依存し，沸騰面の方が非沸騰面よりもPtを引き付け Pt注入のタイミングとH2取込み挙動
方が非沸騰面よりもPtを引き付け，Pt注入のタイミングとHには相関なし 燃料被覆管表面にPtが付着すると触媒作用によりジルカロイの酸化速度が変化
 本試験範囲では，Pt付着によりジルカロイ表面皮膜は薄化するものの，ジルカロイに対する負の影響は認められない
引用文献： P.
引用文献
P V.
V GrundlerG
dl et.
t al.,l ”Influence”I fl
off Pt DepositionD
iti on theth Behaviour
B h i
off Zircaloy
Zi l Cladding
Cl ddi underd Boiling
B ili
Conditions in Simulated BWR Environment”, Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016,
Paper 30, (2016).

(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 37

８ 補機系に係る重要課題
８．補機系に係る重要課題
重要課題：水浄化装置，除染技術
装セッション総括：
 新規廃液フィルタの選定試験，原子炉キャビティ除染用浄化装置（仮新規廃液
タの選定試験 原子炉キ ビテ 除染用浄化装置（仮設型，水中フィルタ＆水中用樹脂塔），除染方法（廃棄物の少ない東
芝のT-Ozone法）など
芝のT
Ozone法）など，運転中の発電所の被ばく線量低減策として有運転中の発電所の被ばく線量低減策として有効であるほか，廃炉作業における除染，福島第一原子力発電所の事
故炉の除染にも活用可能な技術
 国外では,固定子冷却系関連,補機冷却系防錆剤の開発等にも着手
 主系統以外とはいえ，プラント停止につながるため，これら系統の水管理の重要性に いても改めて注意喚起
管理の重要性についても改めて注意喚起(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 38(1)廃液処理フィルタ膜のファウリング低減方法の開発(2)(2)T-OZON法の開発
法の開発

 廃液処理フィルタ膜のファウリング（汚染物による膜の閉塞）が問題
 ファウリングが最小となる膜種および運転方法の比較検証試験を実施
 SiC製無機膜（チューブラー型，孔径70,000Da）を用いたクロスフロー通
水で，定期的にBack Pulse Hammer洗浄(チャンバーに溜めた透過水
水で，定期的に洗浄(チャンに溜めた透過水および加圧空気を急速に解放して逆洗する，いわゆるエアサージ逆洗の一種)を定期的（10分毎など）に実施する運転方式がファウリングが最小 放射性物質の除去性能も，比較対象の糸巻きフィルタに比較べ30～70
倍のDF 二次廃棄物発生量の少ない除染方法として，BWR除染用のT-OZONTM
法を PWRの廃炉作業に適用するため 除染条件を最適化
法を，PWRの廃炉作業に適用するため，除染条件を最適化
 除染試験の結果，オゾンによる酸化時間の延長と，シュウ酸による短時間の還元工程の組合せにより，600TT合金SG伝熱管材（米国PWR より抜管）の除染効果は十分 酸化膜に浸透したオゾンにより母材界面に鉄リッチ層が生成し，この層が還元工程のシ ウ酸で溶解することにより除染効果が改善したと推察
が還元工程のシュウ酸で溶解することにより除染効果が改善したと推察
引用文献： K.
K Negishi et.
et alal., ”Development
Development of the Advanced T
T-OZONTMOZONTM for PWR Decommissioning”
Decommissioning ,Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 15, (2016).

引用文献： M. Devlin et. al., ”Membrane filtration and investigation of filter fouling mitigation strategies”,
Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 12, (2016).

(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 39(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 40

(3)水冷式の固定子冷却システムの水化学
 発電機の水冷式固定子冷却システムでは，①水素のリーク，②冷却水路(巻線外のフィルタやストレーナー)の閉塞
路(巻線外のフィルタやストレナ )の閉塞，③流路内の閉塞，④冷却③流路内の閉塞 ④冷却水のリークを経験
 本系統の水質管理は，銅系材料の腐食を防止するためのDO範囲（
20μg/L未満または2mg/L以上）の維持とpH調整が主
 配管閉塞による温度上昇により，プラント停止に至った事例もあるため，運用のポイントを注意喚起
引用文献： A. Odell et. al., ”Stator Water Cooling Chemistry: A Review of Recent Industry Issues”,
Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 48, (2016).

(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 41

９ 放射線化学に係る重要課題
９．放射線化学に係る重要課題
重要課題：核種の移行挙動，モデル化
セッション総括：
 BWR，PWR,CANDU炉での核種移行挙動に関し，実機データを詳細に
炉
核種移行挙動 関 実機デ タを詳細解析し，核種の挙動を経験的あるいは機構論的に理解することで，将来的の線量率低減に最適な水化学管理を指向
 核種の挙動の理解・予測に対し，機構論的な視点に基づく研究が精力
継続的に継続 その一方で，統計的な手法により経験式を導く取り組みも開始
 両者の特徴を踏まえ，その知見を活用し，より良い水化学管理の構築に結び付ける とが肝要に結び付けることが肝要(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 42(1) BWR用の核種移行挙動予測評価
用の核種移行挙動予測評価(2) PWRの放射性のIとXeの挙動の放射性の と の挙動

 多変量解析を用いた核種移行挙動予測評価ツールの開発
 実機デ
実機データを用いたクラスター分析や回帰計算によりパラメータを設定しタを用いたクラスタ 分析や回帰計算によりパラメ タを設定した経験的なモデル式を提案（パラメータ毎の寄与を相対的に把握可能）
 BWR再循環系の60Co表面線量率を評価した結果，実測よりは若干低い
ものの定性的な傾向を把握
 OLNCの効果も評価
 PWR一次系への亜鉛注入により線源強度が約50%低下し，プラント停止
PWR 次系 の亜鉛注入により線源強度が約50%低下し プラント停止
前10日間のB濃度を低濃度で管理すると停止時の線量が低下すると評価 サイクル末期のB濃度の効果，停止時の58Coの放出と伝熱管材料,
表面処理の関係も評価

 Sizewell Bの放射性IとXeの生成・減衰・移行挙動に関するモデルを開発
 プラントデ
プラントデータによるモデル計算をサイクル間で比較しタによるモデル計算をサイクル間で比較し，破損した燃料や破損した燃料や燃料要素の線量への寄与を相対的に推測 パッケージソフトFACSIMILEを用いモデルを構築
 RCSの放射性Iの生成速度（炉の出力に比例），イオン交換樹脂によるIの除去，析出したIのXeへの崩壊，Xeの気液分配，ガス状XeのVCTからの除去などを考慮
 モデルはSizewell Bの第10と第12サイクルに適用され，IとXeに及ぼす運
転条件の影響を再現
引用文献： S. Bowskill et. al., ”Modelling of Fission Product Behaviour in Sizewell B Coolant”,
Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 37, (2016).

引用文献： C. A. Gregorich et. al., ”Actionable Insights for Reducing Radiation Fields in Nuclear Power Plants
through Multivariate Statistical Analysis”, Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016,
Paper 36, (2016).

(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 43(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 44

(3) PWRにおけるα核種の挙動における 核種の挙動
 BEZNAUでの停止時化学管理と燃料かき取り調査(2007，2010，2015年)
結果をレビュ
結果をレビュー
 1993年と1999年にSG交換，2015年に原子炉容器上蓋を交換
 2005年以降，EPRIガイドラインに基づき停止時水化学を最適化し，Niと58Coを効果的に除去，ホットレグの線量を極めて低く維持 停止時は，60Coよりも58Coの濃度が高く，除去物中のNiの含有量はFeの2倍（燃料クラ ドのF 含有量はNiの3倍）
2倍（燃料クラッドのFe含有量はNiの3倍）
 1号機は第1ｻｲｸﾙの燃料破損により冷却水中にα核種が多い
 主要なα核種は，新燃料では短半減期の主要なα核種は 新燃料では短半減期の242Cm，経年燃料では長半減
Cm 経年燃料では長半減
241
期の Am
 原子炉容器上蓋でも241Amは高割合
 １号機の燃料破損は2001年以降ないことからα核種は炉外表面から放出
引用文献： I. Mailand et. al., ”Alpha
Alpha Source Term Trend in terms of Dose Rate Reduction in NPP BEZNAU
BEZNAU”,,
Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 39, (2016).

１０ 福島第 発電所事故に係る重要課題
１０．福島第一発電所事故に係る重要課題
重要課題：核分裂生成物（FP）挙動，放射線誘起電解による裂
水素発生
 福島第一原発事故における核分裂生成物（FP）挙動をFEP(forward evaluation
procedure)とBEP(backward)と(evaluation procedure)により評価)により評価 環境に放出された放射性I，Csは全体の約2% サプレッションチャンバー(S/C)でのFP挙動評価から，初期の500時間では計算評価と実測結果は一致したが，それ以降は，計算結果は一定になるが，実測では壁面やトーラス底部への吸着の影響で減少
 原子炉建屋(
原子炉建屋(R/B)では，初期は/ )では，初期は134Csの影響が大きいが，2000日後にはの影響が大き が，
日後には137Csの線量への線量の寄与が50%以上
引用文献： S. Uchida et. al., ”Fission product behaviour in Fukushima Daiichi NPP under accident conditions”,
Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 44, (2016).

事故初期の水素発生を，放射線誘起電解(radiation-induced electrolysis)に基づき評価
1-3号機では半日で10000m3-STPの水素がRPVで発生
4号機のSFPでは 40℃以上で水素爆発の寄与分の水素発生量が存在4号機のSFPでは，40℃以上で水素爆発の寄与分の水素発生量が存在
引用文献： G. Saji, ”Hydrogen Generation Through Radiation-Induced Electrolysis in the Fukushima Accident”,
Proc. International Nuclear Plant Chemistry Conference NPC2016, Paper 45, (2016).

(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 45

NPCのコアメンバー会議の アメン会議
 次回以降の開催要項の決議等のNPCのステアリングを実施
 今回，コアメンバ
今回 コアメンバーの選出ルールが明文化の選出ル ルが明文化
石榑先生からの示唆(NPC2014)を契機として，コアメンバー選出のルール化
 直近過去4回のNPC開催国，今後2回の開催予定国，直近過去3回の参加者数が多い3カ国の計9カ国によりコアメンバーを構成
フランス（NPC 2020主催予定）
2020主催予定），米国（NPC
米国（NPC 2018主催予定），
2018主催予定）
英国（NPC 2016主催），日本（NPC 2014主催），
カナダ（NPC 2010主催）
2010主催），ドイツ（NPC
ドイツ（NPC 2008主催）
2008主催），スウェーデン（2012-2016参加者数(34)），
韓国（2012-2016参加者数(32)），ロシア（2012-2016参加者数(28)）
 NPC2018：米国サンフランシスコにて2018年9月に開催
 NPC2020：SFEN主催により南フランスで開催(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 47(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 46

寸感
 新設炉を多く抱える英国や仏国のプラントメ
新設炉を多く抱える英国や仏国のプラントメーカを中心に，新たな水化
カを中心に，新たな水化学法の開発と実機適用が積極的に実施
 軽水炉の再稼働が進まない日本との格差を感じた
 国内参加者が大きな刺激を受けたことは言うまでもない
 その一方で，軽水炉プラントの輸出は，安全技術に加え水化学も含めた保全技術のパッケ ジ化も検討されていることもあり 早い巻き返した保全技術のパッケージ化も検討されていることもあり，早い巻き返しが求められる(一社)日本原子力学会 水化学部会 定例研究会 48