（一社）日本原子力学会 水化学部会
第17回定例研究会 被ばく低減への取り組みについて

WPE-OG-0778
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。

BWRプラントの線量低減技術と今後の展開

2012年10月22日
日立GEニュークリア・エナジー（株）
原子力サービス部 保全計画Gr.
清水 亮介

この資料及びこの資料に基づく計算機並びに記録計等の出力を複写,第三者へ開示または公開しないようお願い致します。

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目次
1. 国内外プラントでの被ばく線量の推移
2. 線量低減技術適用状況
3. 弁からのCo溶出抑制（HHV:Hitachi Hyper Valve適用）
4. 配管付着放射能の運転中監視技術
5. まとめ

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１．国内外プラントでの被ばく線量の推移

BWR

PWR

安全対策に係る工事等に向け、今後も継続的な被ばく低減対策が望まれる。
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Y. Hayashida, ISOE Asia ALARA Symposium, JNES, Tokyo, 24-26 (2012).
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２．線量低減技術の適用状況

炉水放射能濃度低減技術

付着速度係数
低減技術

項目

適用状況

給水Fe制御実機適用

低Co材適用実機適用弁からのCo溶出抑制

一部適用

クラッド発生抑制除去

実機適用

停止時炉水温度降下緩和運転

実機適用

Zn注入

実機適用

Hi-Fコート

一部適用

アルカリプレフィルミング

実機適用

NWC予備酸化運転

実機適用

機械研磨（PLR配管）

実機適用大気酸化

実機適用

RHR低温投入

実機適用

付着放射能監視技術

配管付着放射能の運転中監視技術

付着放射能除去技術

化学除染

試験炉設置（開発中）

実機適用

弁からのCo抑制技術及び配管付着放射能の運転中監視技術は、炉型（BWR/PWR）を問わず既設プラントへの適用性が高い
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1. 国内外プラントでの被ばく線量の推移
2. 線量低減技術適用状況
3. 弁からのCo溶出抑制（HHV:Hitachi Hyper Valve適用）
4. 配管付着放射能の運転中監視技術
5. まとめ

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３．弁からのCo溶出抑制（HHVの適用）
改良標準化、ABWRでの対策箇所【Co-60発生源評価】
5000
4500

ABWR 改良標準化後 改良標準化前
BWR
BWR

その他（ｽﾃﾗｲﾄ）ーーー

CRD/FMCRD(ABWR) （ｽﾃﾗｲﾄ）ーーー

バルブ（ｽﾃﾗｲﾄ）

ーーー

制御棒ﾋﾟﾝ・ﾛｰﾗ（ｽﾃﾗｲﾄ）

○

○

ー

その他（ｽﾃﾝﾚｽ）

ーーー

気水分離器（ｽﾃﾝﾚｽ）

○

○

ー

蒸気乾燥器（ｽﾃﾝﾚｽ）

○

○

ー

2000

制御棒ﾁｭｰﾌﾞ（ｽﾃﾝﾚｽ）

○

○

ー

制御棒ｼｰｽ（ｽﾃﾝﾚｽ）

○

○

ー

1500

高圧給水ﾁｭｰﾌﾞ（1&2）（ｽﾃﾝﾚｽ）

○

○

ー

1000

低圧給水ﾁｭｰﾌﾞ（ｽﾃﾝﾚｽ）

○

○

ー

4000

Co-60発生量（GBｑ/mo)

部材：（ ）内材料はオリジナル

燃料ｽﾍﾟｰｻばね

制御棒ﾋﾟﾝ・ﾛｰﾗ

3500

弁からのCo-60発生量

3000

高圧給水ﾁｭｰﾌﾞ

2500

膨張ｽﾌﾟﾘﾝｸﾞ（ｲﾝｺﾈﾙ）

○

○

ー

500

ﾌｨﾝｶﾞｽﾌﾟﾘﾝｸﾞ（ｲﾝｺﾈﾙ）

○

○

ー0

燃料ﾊﾞﾈ（ｲﾝｺﾈﾙ）○○ーGEｵﾘｼﾞﾅﾙ

改良標準化

ABWR

改良標準化によるCo発生量低減：
高圧給水チューブ、燃料スペーサばね等→低Co材の適用
制御棒ピン・ローラ→ステライト代替材の適用
さらなるCo発生量低減には、弁の対策が必要
出典：第8回BWR水化学・線量低減ワークショップ(2010)
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３．弁からのCo溶出抑制（HHVの適用）【従来の弁座の諸懸案】◆従来弁：弁座にステライト(Co基合金)肉盛・弁座面荒れ （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)の著しい面荒れ発生部の断面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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３．弁からのCo溶出抑制（HHVの適用）
基地（ｷｼﾞ）部のエロージョン(切欠き発生)【従来材】

エロージョン・コロージョン連続発生

基地（ｷｼﾞ）部のエロージョン

【改良材】

抑制
エロージョン・コロージョン連続発生を抑制：基地（ｷｼﾞ）部：粒状(塊状）共晶炭化物：酸化膜

特殊な鍛造処理により共晶炭化物相を分散することで、エロージョン・コロージョンの連続発生を抑制（材料の化学成分は同一のまま）
出典：第8回BWR水化学・線量低減ワークショップ(2010)
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３．弁からのCo溶出抑制（HHVの適用）【Co溶出特性】
100.00ji mx Z Co

±ð F220

A DOF200

10.00] Ì ÙÀ
1.00
0500

1000

1500

2000

0.10V
µ¢ Ù
À (HHV)
0.01

Ô
i j

日立ラボデータ

HHV:Co溶出量を大幅低減(従来弁座の1/10)
出典：第8回BWR水化学・線量低減ワークショップ(2010)
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３．弁からのCo溶出抑制（HHVの適用）【実機での性能確証試験】
国内BWRプラントにて約1年間設置後、性状調査を実施
従来の弁座

外観

表面SEM像断面SEM像

外観

表面SEM像断面SEM像

HHV

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出典：The 9th NRC/ASME Symposium on Valves, Pumps and Inservice Testing (2006).
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３．弁からのCo溶出抑制（HHVの適用）【適用効果評価】*1*2*3

Co-60発生量（規格化）

1.2

HHV適用箇所
給水・復水系 ドレン系 原子炉浄化系
4107301563

1.021%

26%

29%

0.8

合計
51024

その他からの発生量
弁からの発生量0.60.40.20.0
未適用（ベース）

上位5弁に適用*1 上位10弁に適用*2 対象弁全て(24弁)に適用*3

Co-60発生量寄与度の高い上位5箇所（弁体のみ）へHHV適用した
場合、Co-60発生量を約20%低減可能
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３．弁からのCo溶出抑制（HHVの適用）【基本性能比較】
各弁座毎の評価
弁座に必要な特性

HHV

従来弁座（ｽﾃﾗｲﾄ#6）

従来弁座との性能比較

弁座本体部

弁座接合部

（記号）

①

耐食性

②

摺動・耐カジリ特性③

評価優◎優 （低摩擦）◎衝撃強度

優 （衝撃強度大）

◎④

残留応力

優 （圧縮残留応力）◎⑤割れ 発生ポテンシャル

優 （低い割れポテンシャル）◎⑥ 耐エロージョン性 優 （特に、腐食環境下）◎⑦Co溶出特性優 （被ばく低減効果）◎⑧

施工性・検査性

優 （内在欠陥検出可能）◎①②接合強度
耐食性

③

検査性同等
同等

○○

優 （内在欠陥検出可能）◎：ベースより向上し、 且、 要求レ ベルを満足△：ベースと同等だが、 ベースは性能改善要求あり

◎

（ベース）

（ベース材の現状）
改善要（長期運転サイクル移行後、問題顕在化の可能性有）

評価
△*
▲* *

（問題なし）
改善要（割れ抑制のため）改善要（割れ抑制のため）
改善要（保守性向上、取替発生抑制）
改善要（弁座漏洩性能向上のため）改善要（被ばく低減のため）改善要（摺合せ作業効率向上のため）（問題なし）（問題なし）
改善要（摺合せ作業効率向上のため）

○
△
△
△
△
△
△
○
○
△

○：ベースと同等で、 要求レ ベルを満足▲：ベースより性能低下。 結果、 ベースより保守性・信頼性低下*：安全弁の設定圧ドリフト抑制のため 、 弁座材の耐食性向上が強く望まれている。
**：腐食による弁座摺合せ面の腐食脱落による耐漏洩性能低下発生。 長期運転ｻ ｲｸ ﾙ 移行後、耐食性（ 劣化に伴う 性能低下） が問題として 顕在化する可能性がある。
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出典：第8回BWR水化学・線量低減ワークショップ(2010)12© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2012. All rights reserved.

1. 国内外プラントでの被ばく線量の推移
2. 線量低減技術適用状況
3. 弁からのCo溶出抑制（HHV:Hitachi Hyper Valve適用）
4. 配管付着放射能の運転中監視技術
5. まとめ

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４．配管付着放射能の運転中監視技術【開発背景】
現状
・運転中はN-16による高BGのため測定不可
停止時に配管付着放射能を測定→線量高の場合、作業工程に影響CountsCo-60ピーク消失
1173 keV
1332 keV

高BG

低BGEnergy
運転中監視技術の導入
・運転中に配管付着放射能の変化を事前に確認可能 γ線スペクトル測定
・測定結果を作業準備等へ迅速に反映可能
・Zn注入等の水化学技術適用時の配管付着放射能への影響評価が可能

導入へ向けた技術課題
・N-16に起因する高BG環境下（～50mSv/h）での測定技術の確立

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４．配管付着放射能の運転中監視技術
同時計数法によりCo-60から放出する2本のγ線を選択的に検出することで、D/W内等の高線量率雰囲気でCo-60を検出可能な技術を開発
Co-60

バックグラウンド放射線β- 崩壊
99.92%

1.17MeV
Det. A

0.08%

同時計数回路

Det. B
Ni-60 1.33MeV

2つの検出器で同時計測した
Co-60エネルギーのみ検出

単一検出器

Counts

OutputDet. A

バックグラウンド

同時計数

Co-60

Det. BTime
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４．配管付着放射能の運転中監視技術【装置構成例】
PCV内

検出器

PCV外
ﾍﾟﾈ

PLR配管
炉水(N-16を含む)

同時計数回路制御及び表示装置

保温材
測定対象のCo-60

検出器
遮蔽体

同軸ｹｰﾌﾞﾙ

同軸ｹｰﾌﾞﾙ

ｺﾘﾒｰﾀ
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４．配管付着放射能の運転中監視技術【性能確認試験】京都大学原子炉にて性能確認試験を実施。
高BG模擬環境においてCo-60を計測。
SN比>1において、Co-60を分別し、模擬線源と同様のCo-60の同時計数の増加を確認。
同時計数（カウント）

SN比>1

測定時間（ｈ）

同時計数（積算値）の経時変化
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４．配管付着放射能の運転中監視技術パラメータ仕様

備考

測定周期

1ヶ月

検出限界と精度による

2.3 × 104 Bq/cm2 測定時間と精度による検出下限
装置質量約900kg

プラントのバックグラウンド線量率による原子炉運転期間

定検期間

Co-60 線量率

Co-60
線量率挙動；測定値

2.3×104Bq/cm2

1ヶ月(測定周期)50 日(初期データ蓄積期間)
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５．まとめ1. ＨHVは従来弁と比較してCo溶出量が約1/10に低下した。
Co-60発生量寄与率が高い5弁の弁体に対し、HHVを適用することでCo-60発生量を約20%低減可能と評価した。

2. HHVは、従来のCo基弁座材料の金属組織を改良したもの（化学組成は同じ）。
弁座に要求される必要特性で、従来の代表的な弁座材であるｽﾃﾗｲﾄ#6の特性と同等以上の性能を有する。
3. 定検作業・工程へのインパクト低減及びZn注入等の水化学技術適用時の影響評価のため、配管付着放射能の運転中監視技術を開発した。
Co-60から放出される2本のγ線を同時計数法により選択的に検出することで、運転中D/W内等の高線量率雰囲気において、配管付着Co-60を検出できる見通しを得た。

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