日本原子力学会 シンポジウム
東電福島第一原子力発電所の廃炉について－ 廃炉の現状と課題、その対応策 －平成29年3月11日（土）、機械振興会館（東京）

設備の健全性と高経年化対策
東北大学 原子炉廃止措置基盤研究センター
渡邉 豊、青木孝行

原子力発電所の各種設備と機能
機械設備（鋼構造物）
・原子炉容器・格納容器
・配管・弁・その他

BWR 3次元構造
出典：Tuumaenergia.eeホームページ
http://www.tuumaenergia.ee/index.php?id=95

土木建築設備（ｺﾝｸﾘｰﾄ構造物）
・原子炉建屋・タービン建屋・その他

機能・構造保持機能・ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘｰ機能
・その他

機能
・構造保持機能
・耐圧機能
・冷却
・その他

電気設備

機能

・再循環ﾎﾟﾝﾌﾟﾓｰﾀ
・電源盤
・ケーブル
・その他

・ﾓｰﾀ駆動機能
・電気供給機能
・その他

制御設備

機能

・ロジック回路
・ｾﾝｻ、ﾄﾗﾝｽﾐｯﾀ
・ケーブル
・その他

・信号発信機能
・計測機能
・表示機能
・その他
1

事故炉廃止措置時における原子力発電所の安全機能① 止める核分裂連鎖反応の停止（再臨界の防止）② 冷やす

炉心燃料・使用済燃料からの崩壊熱の除去（温度上昇、再溶融の防止）③ 閉じ込める

放射性物質の閉じ込め（バウンダリーの劣化予測、劣化抑制、補修）④ 作業者の被曝抑制
廃止措置時でも常に安全機能の維持が必要
2

事故炉廃止措置の検討プロセス

基本方針

目指すべきエンドステートと取り組み方針
中長期ロードマップ（政府方針）／技術戦略プラン（NDF）
クリティカル部位
はどこか？

建屋･主要鋼構造物の現状調査

デブリ取出のための現状調査

雰囲気ガス濃度、温度、圧力etc.）
建屋･主要鋼構造物の設計情報、事故時情報、他

 燃料デブリ位置、量 燃料デブリのサンプリング、性状分析
 建屋内汚染水の量、性状分析
 放射線環境（線量率、ダスト） 雰囲気ガス（水素、酸素、その他）、他

クリティカル部位の部材状態
クリティカル部位の環境（水質、建屋･主要鋼構造物の長期健全性評価 経年劣化

予測・検査過去の供用による劣化
事故による劣化・損傷 ▶今後の劣化進展建屋･主要鋼構造物の補修

燃料デブリの性状分析評価
燃料デブリ取出方法検討
処理･処分方法検討

燃料デブリ取出
建屋内/系統の除染、解体撤去

燃料デブリ処理

放射性廃棄物の処分

燃料デブリ処分

設備保全活動廃止措置活動3

設備健全性維持の戦略的検討
設備保全活動
原子炉建屋等

PCV

RPV

冷却系設備

安全機能上の重要部位(クリティカル部位)の抽出• 構造強度（耐震性）• PCVバウンダリー構造健全性（とくに冠水の場合）• PCVバウンダリーの長期健全性（耐腐食性）

クリティカル部位の抽出が最優先

重要部位の現状把握（必要に応じて現場検査）• 材料（過去の供用による劣化、事故時の劣化･損傷、事故後の状態）• 応力（過去の運転時および事故時、事故後の負荷状態）• 環境（過去の運転時および事故時、事故後のバルク環境、隙間環境など）重要部位の長期健全性予測評価• 材料（過去の供用による劣化、事故時の劣化･損傷、事故後の状態）• 応力（事故後および廃止措置工程での負荷状態）• 環境（事故時および廃止措置工程でのバルク環境、隙間環境など）

経年化後のクリティカル部位の特定

クリティカル部位の監視/補修計画の立案・実施• 対象箇所• 実施方法• 実施頻度4経年劣化３要素と過酷事故炉
材料
例：腐食

例：疲労

例：SCC
環境疲労

応力

環境

供用中の通常炉
照射、熱時効による経年劣化

高温・高圧の水環境（BWR環境、PWR環境）
圧力・温度・製造による応力
外荷重（地震、竜巻等）

経年劣化３要素材料
環境
応力（荷重）

廃止措置時の過酷事故炉
通常運転による経年劣化＋
注1）
事故時荷重 によるダメージ注2）
低温（常温）、低圧（常圧）、水、空気
局所的に特殊環境（海水、隙間、他）
製造・事故時荷重注1）による応力
外荷重（地震、竜巻等）

注1) 過大圧力･温度、大地震、水素爆発、
注2）き裂（ひび割れ）、材質変化（高温）、MCCI

5供用中通常炉 と 福島第一発電所1～4号機『経年劣化事象』の比較
供用中の通常炉

経年劣化事象廃止措置時の過酷事故炉

原子炉圧力容器の脆化

中性子照射脆化

劣化進展可能性低（中性子源）

一次系機器の低サイクル疲労
小口径配管の高サイクル疲労

疲労

小口径配管の高サイクル疲労（動的機器や流動振動源の周辺）

ステンレス鋼、Ni基合金のIGSCC
ステンレス鋼のIASCC

応力腐食割れステンレス鋼の塩化物SCC

２相ステンレス鋼

熱時効

劣化進展可能性低（低温）FAC、LDI、海水腐食

腐食

設計条件から大幅に逸脱した環境
条件（DO、Cl-等不純物イオン、pH、微生物・・・）

高温部や高線量率個所

絶縁劣化

劣化進展可能性低（低温）高温個所、高中性子照射個所

ｺﾝｸﾘｰﾄ劣化

RPVペデスタル（MCCI）
大地震・爆発等によるダメージ個所（鉄筋腐食：ひび割れ部＋冷却材）

フレッティング疲労、摩耗などの懸念箇所

その他

劣化進展可能性低（低温） 6

1F『鋼構造物』の経年劣化－ 最大要因は腐食“腐食は避けられない（平衡論）。しかし、コントロールはできる（速度論）。”
必要な技術は、
 的確な腐食予測（どの機器の何処にどの程度の？） 腐食抑制手段の準備と評価
 予測に基づく効果的な検査と対応策（補修等）
7

1F原子炉の構造・材質と要求機能□ RPV■ RPV/PCVスタビライザ（低合金鋼/ステンレス等）（炭素鋼）□ 注水配管■ 原子炉遮へい壁（炭素鋼）（炭素鋼／ステンレス）□ PCVペネベローズ（炭素鋼／ステンレス）■ RPV支持スカート/取付ボルト□ ベント管
（炭素鋼）

（炭素鋼）

□ D/Wシェル□ ベント管ベローズ（炭素鋼, 17～30 mmt）

（ステンレス）■ RPVペデスタル（鉄筋コンクリート）■ コラムサポート ■ 耐震サポート
（炭素鋼）

（炭素鋼）

腐食抑制対象均一腐食，流動腐食，ガルバニック腐食，MIC
炭素鋼機器:
ステンレス機器: 塩化物局部腐食，MIC「福島第一原子力発電所の腐食課題への取組状況とニーズ例」東京電力(株)深谷祐一・熊谷克彦
東北大学「原子炉廃止措置事業」平成27年度第一回専門家会議（2015年6月）□ S/Cシェル（炭素鋼）

主たる要求機能
主たる要求機能：□バウンダリ機能□ バウンダリ確保■ 構造安定性の維持■構造支持機能（耐震性）
8

合金の種類と想定される腐食モード
RPV, PCV, 配管系：＜炭素鋼、低合金綱＞➢ 全面腐食（均一、不均一）➢ 流速下腐食➢ 異種金属接触腐食

燃料プールライナー、配管系：＜ステンレス鋼＞➢ 局部腐食（すきま腐食、孔食、応力腐食割れ）

燃料被覆管：＜ジルカロイ＞➢ 局部腐食（すきま腐食、孔食、応力腐食割れ）

燃料ラック：＜アルミニウム合金＞➢ 全面腐食（アルカリ腐食）➢ 異種金属接触腐食➢ その他要因：微生物腐食
9炭素鋼の全面腐食：40y長時間予測

放物線則をベースにした予測式(𝑎 + 𝑘𝑟0 )2 = 2𝑘𝑟02 𝑡 + 𝑘 2 𝑟02
K. Kumagai, 2016 Maintenance Science Summer School, KAIST, Korea

a: 平均腐食減肉厚さt: 時間k, r0: 定数10

炭素鋼の腐食速度に及ぼすγ線照射線量率の影響
0.5

Air AtmosphereN2 Injection

0.4-2Corrosion Rate / g m h-150 oC, 500h

0.3

0.2

0.1

0.00.010246 80.1246 821Dose Rate /kGyh
J. Nakano et al., J. Nucl. Sci. Technol., 51, (2014) 977-986

46 810-1

11Cathodic reaction indexによる腐食速度の整理
C.R.    (CO2  0.4  CH 2O2 )Air Atmosphere
N2 Injection

-2 -1

0.4

0.5

Corrosion Rate /gm hCorrosion Rate /gm h-2 -1

0.5

0.3
0.20.1
0.0
0.0

0.1

0.2

[O2] +0.4 X [H2O2] /mol m0.3-3照射下の炭素鋼の腐食速度とCathodic reaction index の関係.

0.4

Calculated by Radiolysis
Measured data

= 1.40.30.2
0.1
0.00.00.1

0.2[O2] +0.4 X [H2O2] /mol m

0.3-3

ラジオリシス計算で得られた
Cathodic reaction index との関係.

ラジオリシスで生成する酸化剤の量で腐食速度が整理できる
M. Yamamoto et al., Proc.Eurocorr2015, PaperNo.667 (2015)12

Corrosion of carbon steel pipes

JSCE Mat. & Env. 2012, A-111, Akashi

炭素鋼腐食：流動下の腐食速度実測データ（中性塩化物水溶液、30℃）
 腐食速度は流速の1/3乗に比例。ただし、いずれ飽和。
 低[Cl-]では、流動が不動態化促進。
 中庸の[Cl-]において腐食速度が最大値。
高[Cl-]では、溶存酸素濃度低下により腐食速度低下。
 実際の腐食速度上限
は1.5mm/y.
木下ら：防食技術, 32 (1983).

13鋼構造物の腐食寿命管理：流動下の腐食「実機配管系信頼性維持のための腐食予測とモニタリング」
物質移動係数分布の予測⇒肉厚監視位置の選定

EMATによる肉厚ﾓﾆﾀﾘﾝｸﾞ

実機配管系における物質移動係数分布：数値解析コードの活用

実機物質移動係数評価情報

流動下腐食速度･腐食モードの電気化学的評価

FAC減肉
ﾓﾆﾀﾘﾝｸﾞ例

予測とﾓﾆﾀﾘﾝｸﾞを組み合わせた配管系の信頼性維持技術の提案と実証
14使用済燃料プールの構造と材質
燃料集合体（ジルカロイ，ステンレス他）

冷却水配管（炭素鋼，ステンレス）

燃料ラック（Al，ステンレス)

プールライナー（ステンレス，6 mmt）

鉄筋
コンクリート

熱交換器

スキマー
サージタンク（ステンレス）
補給水Ｐ

腐食抑制対象
炭素鋼機器:
耐食材料機器:
Al機器:

流動腐食，ガルバニック腐食，MIC
塩化物局部腐食，MIC
アルカリ腐食

「福島第一原子力発電所の腐食課題への取組状況とニーズ例」東京電力(株)深谷祐一・熊谷克彦
東北大学「原子炉廃止措置事業」平成27年度第一回専門家会議（2015年6月）

15燃料プールの環境条件：震災直後と2015年
100
震災直後 注)4号機

304ステンレス鋼
空気飽和NaCl水（pH 7）

2011年6月*)
pH 7.7現在

腐食発生可能性あり

1号機

60

2011年8月
pH 8.240

2015年4月
pH 8.620注) [Cl-], pHは’11.8時点

2号機
2011年5月*)
pH 7.5

腐食発生可能性なし

2号機

温度, T / C

80

3号機
2011年5月*)
pH 9.23号機
2015年4月
pH 8.5

付加的要素・脱酸素・殺菌

1号機
4号機

2015年4月
pH 8.10100

2015年4月
pH 8.6110210310410

塩化物イオン濃度, [Cl-] / ppm
図304ステンレス鋼のすきま腐食発生領域図1)と燃料プール水質との比較------------------------------------------------1) M. Akashi, G. Nakayama, T. Fukuda: CORROSION/98 Conf., NACE International,Paper No. 158 (1998).

「福島第一原子力発電所の腐食課題への取組状況とニーズ例」東京電力(株)深谷祐一・熊谷克彦
東北大学「原子炉廃止措置事業」平成27年度第一回専門家会議（2015年）

16腐食抑制策の例➢ 冷却： 水循環、エアフィン➢ 脱塩： RO膜、イオン交換➢ 溶存酸素低減： 窒素脱気、脱酸素剤（N2H4, Na2SO3）➢ カソード防食： 犠牲陽極、外部電源➢ インヒビター： PO43-, MoO42-, WO42-, NO2-, NO3➢ pH制御： NH3, H3BO3➢ 滅菌： N2H4, NaClO, H2O2適用のための必要条件
 副次影響が無いこと（析出・閉塞、他構造材への悪影響など）
 高線量下でも有効であること
 近接工事等が不要であること
17実施中の腐食抑制策（燃料プール）
コンクリートがれき混入によるアルカリ性化（pH 11.2）※3号機[3] 循環冷却
2011年5月～[4] ホウ酸注入（pHコントロール）※pH 11.2  9.2
2011年6月

熱交換器[5] 塩分除去Ｐ

2011年8月～
2013年5月

窒素発生装置注水（冷却）[1] 窒素バブリング
による酸素除去2011年4月～[2] ヒドラジン注入（酸素除去＆殺菌）2011年5月～「福島第一原子力発電所の腐食課題への取組状況とニーズ例」東京電力(株)深谷祐一・熊谷克彦
東北大学「原子炉廃止措置事業」平成27年度第一回専門家会議（2015年）

18常温域におけるヒドラジン－酸素反応（25～30℃、1h）
初期N2H４濃度： 1×10-3 M

本岡他 「ヒドラジンによる人工海水中の溶存酸素低減に及ぼすガンマ線の影響」日本原子力学会和文論文誌 (2012)19Localized corr. of pool liner (304SS)

JSCE Mat. & Env. 2012, A-108, Uchida, et al.

ヒドラジンによる微生物活性化阻害効果
10-20ppm[Cl-]含有水中でのSUS304腐食電位の変化

Ecorr (V vs. SSE)

0.4

Addition of disinfectant

No chemicals

0.3
0.2

Addition of

0.1
0.0-0.1
0102030time (days)

4050201F鋼構造物の劣化(腐食)と対策
 1F鋼構造物の経年劣化の最大要因はおそらく腐食である。
 構造物の要求機能（構造強度あるいは閉じ込め）に応じて、留意すべき腐食モードも異なる（スローリークが問題となる機器かどうか）。
 廃炉工程の進捗によって、大気の流入（格納容器の解放）、電気伝導率の上昇（ホウ酸塩等の添加）など、腐食環境の一時的過酷化も予想される。
 変動要因の多い条件下での予測技術と要所のモニタリング技術が求められる。
 腐食抑制策は、有害な副次的影響が無いことが絶対的な必要条件となる。カソード能力の抑制が肝要である。
・酸化剤濃度の低減
・実効的カソード面積の低減（電気伝導率の低減）
・微生物の不活性化
21

1F『RC構造物』の長期健全性“非線形領域を含む構造性能実力値の長期的評価”

22

1Fコンクリート構造物の劣化要因：時系列
前田匡樹：原子炉廃止措置工学概論講義資料(2016)23

□従来の評価（設計）の対象
想定外力（地震動）による応答≦弾性範囲□今後の評価の対象
想定を超える外力や経年劣化による非線形化⇒非線形領域を考慮した応答や構造性能劣化の評価体系整備が重要前田匡樹：原子炉廃止措置工学概論講義資料(2016)24RC構造物評価のスケール：素材～構造物までRC構造物

RC部材
コンクリートm

モルタル
硬化セメントペースト
水和物

Åcmmm
Bonaccorsi, 2005, Gocevski, 2016事故炉RC構造物の性能評価タスク
前田匡樹：原子炉廃止措置工学概論講義資料(2016)

短期目標

中期目標

26中・長期目標

東北大学：廃止措置研究･人材育成等強化プログラム報告書(2016)～RC壁試験体の静的載荷実～
2

静的繰り返し
漸増載荷

21.5

層間変形角（％）

層間変形角（％）

RC造耐震壁の静的載荷実験による損傷と性能劣化の評価（構造）

10.5
0-0.5
-1-1.5
-21.5

10.5
0
0 -0.505

510101520

1525

2025-1

事前加力⇒-2地震での損傷を再現

-1.5

無損傷

本加力⇒試験体間で同一の加力による損傷の影響の比較
サイクル数 サイクル数

損傷度Ⅰ

損傷度Ⅱ

写真

損傷度Ⅲ

加力装置

損傷度Ⅳ
27構造性能低下の評価
東北大学：廃止措置研究･人材育成等強化プログラム報告書(2016)

耐力の低下率ηs𝜂𝑠 =′𝑄𝑚𝑎𝑥

耐力Qmax𝑄𝑚𝑎𝑥𝑄𝑚𝑎𝑥 ; 無損傷の耐震壁の最大耐力′𝑄𝑚𝑎𝑥; 損傷後の耐震壁の最大耐力

Ⅰ Ⅱ

Ⅲ

損傷有δu ; 無損傷耐震壁の最大耐力時の変形
δ'u ; 損傷有耐震壁の最大耐力時の変形

δ’u0.60.40.2

各構造性能低減係数

剛性低下率

S-DⅠ
S-DⅡ
S-DⅢ
S-DⅣ

1
耐力（ηs）

0.80.6変形（ηd）

0.4
剛性低下率

0.2

00 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.7 0.8

層間変形角(%)

変形δu

各構造性能低減係数

S-D０0.8

Ⅴ 損傷度

無損傷Q‘max

𝛿
変形性能の低下率 𝜂𝑑 𝜂𝑑 = 𝛿𝑢′𝑢

1

Ⅳ00 Ⅰ Ⅱ Ⅲ Ⅳ Ⅴ
損傷度

耐力および変形性能は、損傷度Ⅲまでほとんど劣化しない。剛性低下は早い
28
ステージから現れる。

1F『RC構造物』の長期健全性“非線形領域を含む構造性能実力値の長期的評価”
必要な技術は、 材料構成則（熱、海水など事故時履歴による性能変化を考慮）
 非線形領域を含むRC構造部材の損傷度、応答評価モデル
 放射線影響、中性化、ｱﾙｶﾘ骨材等による経年変化の評価
 効果的な検査と対応策（補修等）

29

まとめ：設備の高経年化対策
 クリティカル部位の同定⇒優先課題
安全上の要求機能と劣化モードに基づく判断
 経年劣化現象の的確な予測技術（現象の原理解明に基づいた予測） 要所の検査・モニタリング技術＊
 補修技術・機能代替策＊＊作業者の被曝低減が必須である。遠隔技術の他、短時間施工技術、遮蔽技術が望まれる。
30