2019年秋の大会
水化学部会企画セッション

水化学ロードマップフォローアップの状況と概要(4) 事故時対応の水化学
日立GEニュークリア・エナジー(株)東芝エネルギーシステムズ(株)日本原子力研究開発機構

長瀬 誠
高木 純一
内田 俊介

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11. 水化学の諸課題とそれらの相互関係
水化学による原子力発電プラントの安定性・信頼性維持への貢献
構造材料の高信頼化
応力腐食割れ配管減肉環境(SCC)の抑制
緩和

燃料の高信頼化
CIPS による核燃料被覆管
核燃料の性能維持の健全性維持

被ばく線源低減・SCC環境評価手法・ ・配管減肉環境緩和技
技術の標準化・検証 術の開発・標準化・検・炉内SCCに関する基 証
盤研究の推進・配管減肉メカニズム
・SCC環境評価手法の における水化学因子
高度化の定量化（配管減肉・新たなSCC環境緩和 予測評価への寄与）
技術の開発・検証・標
準化・腐食/水素吸収メカニ ・CIPS発生メカニズム
ズムの解明の解明
・腐食/水素吸収対策 ・CIPS抑制策の開発
技術の開発
・データや評価技術の・データや評価技術の 検証
検証・腐食/水素化予測法の確立

・既存線源低減技術の高度化
・革新的線源技術の開発
・水質変更の影響評価
・既設炉の廃止措置（保管時の水化学を含む）

SG長期信頼性確保

状態基準保全への支援

・クレビス腐食環境監 ・水化学管理システ
視技術の開発・適用
ム・オンラインモニ
・スケール・スラッジの ターの高度化
付着防止技術・除去 ・腐食環境評価手法・技術の高度化
腐食環境緩和技術の実証
・不純物管理の高度化・標準化
・ヘルスマネジメント技（PWR保管時の水化学、 術の開発
PbSCCを含む）

被ばく線源低減

環境負荷低減化学物質の廃棄物低減
影響低減
・廃棄物生成量低減（廃止措置時を含む）

・水化学制御薬品無添
加、系外放出抑制（ヒドラジン代替剤、暴露・水質汚濁）

事故時対応の水化学
水素漏洩対策
福島廃炉推進対応の水化学

放出抑制
・SA時の放射性核分裂生成物挙動および放出抑制（格納容器内pH管理、フィルターベントを含む）

・海水を含む水の放射線分解に係る基盤研究（再結合器の触媒開発等）

・汚染水処理対策
・二次廃棄物処理対策
・デブリ取り出し時水処理対策
・水素発生防止対策（ラジオリシス）
・材料腐食対策（液膜腐食、気化性防錆剤等）

基盤整備
人・情報の整備

水化学共通基盤技術
・腐食環境評価技術
・腐食メカニズム（主として水化学側からの寄与）
・酸化物およびイオン種の付着/脱離メカニズム・模擬および加速試験方法
・SA、非SA時の放射性核分裂生成物挙動・深層防護の考え方（自主的安全性向上）に係る事項

・人材育成
・管理技術、分析技術、腐食緩和技術の標準化
・関連分野および産官学の協力
・国際協力および国際貢献

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22. ロードマップ2019の目次
目次
１．はじめに
２．水化学ロードマップの意義
３．水化学を取巻く環境の変化
４．自主的安全性向上に向けての水化学ロードマップ改訂の基本方針および実施体制
５．水化学ロードマップ2019
６．安全基盤研究6.1 構造材料の高信頼化
6.1.1 応力腐食割れ（SCC）の抑制
6.1.2 配管減肉環境緩和
6.1.3 SG長期信頼性確保
6.1.4 状態基準保全への支援
6.2 燃料の高信頼化
6.2.1 核燃料被覆管の健全性維持
6.2.2 CIPS対策による核燃料の性能維持
6.3 被ばく線源低減
6.4 環境負荷低減
７．基盤整備
7.1 水化学共通基盤技術
7.2 人・情報の整備

８．事故時対応の水化学
8.1 水化学が関与する事故時対策
8.2 福島廃炉推進対応の水化学

執筆者
渡邉
渡邉
高木久宗、杉野稲垣内田内田
BWR:長瀬、山本、PWR:寺地
阿部、藤原荘田小野河村
河村
河村
稲垣、中野、杉野、赤峰BWR:稲垣、PWR:赤峰
佐藤、内田佐藤、内田
小野、阿部，室屋
内田、高木、長瀬、箭内渡邊、高木、長瀬、箭内、佐藤（汚染水処理対策、デブリ取出し時水処理対策、水素発生対策、材料腐食対策）

９．まとめ
略語表

渡邉
河村
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3

3. 事故時対応の水化学主要課題の変遷
第8章の背景として頭書きに新規記載
水化学関連研究専門委員会（６期２４年）
水化学部会
燃料損傷対応はほぼ収束
被曝低減と構造材健全性対応に注力
Phébus FP
シビアアクシデント対応の化学Project 完了
TMI-2事故 チェルノブイリ事故

燃料損傷、稼働率、線量100

燃料損傷、稼働率、線量

商用炉運開PWR

100

8060

プラント稼働率 (%)

40

従事者の被ばく線量（x10 人 Sv/プラント/年）

200

燃料損傷（体/年）
1970

80

1975

1980

1985

1990

1995

2000

2005

商用炉運開BWR

60
プ ラ ン ト 稼働率 (%)

40

従事者の被ばく 線量（ x10 人 Sv/プ ラ ン ト /年）

燃料損傷（ 体/年）

200
1970

19751980

1985

1990

1995

20002005

u 事故時対応 の水化 学と して 、
放射性核分裂生成物挙動に係わる研究は、初期には燃料損傷とそれに伴う環境放出に関連し活発に実施
u しかし、燃料破損対策の確立、SA研究の収束の2段階で縮小し、現在に到る
u 福島事故以降、原子力安全の自主的な向上努力が必要とされ、水化学分野においても深層防護の観点を踏まえつつ新しい視点で取り組むこととなった

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4. 事故時対応の主要課題と深層防護の関係
深層防護との関連：
u 水化学が関与する事故時対策のうち、設計基準事故の対策はレベル3 「事故の影響緩和」に該当
u SA対策としての放射性核分裂生成物挙動に係わる対応は、レベル4 「設計基準を超す事故への施設内対策」に該当
u さらに、事故炉の廃炉推進対応の水化学は、広義の意味で、
レベル4 「設計基準を超す事故への施設内対策」に該当

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55. 事故時対応の水化学技術の分類
本ロードマップ
報告書での記述章① 想定事象としての
Ÿ アクシデントマネージメント用のマニュアル作成 ①②を合わせてレベル4対応の水化学 のためのFP挙動主体の水化学評価（1F事故 8.1節評価）
Ÿ 1F事故評価を通して得られた知見を整理、② 実事象としてのレベル4対応の水化学 分析して、上記①に的確にフィードバック③ 事故炉の廃炉対応の Ÿ 廃炉作業計画、実施の係わるプラント内のFP 8.2節
水化学分布の実態把握。
Ÿ 体内体外被ばく抑制への対応
Ÿ 除染に係わる水化学
Ÿ 廃棄物処理処分に係わる水化学区分

名称④ FP挙動に関する共通基盤技術

概要

Ÿ FP挙動に係わる基礎的共通技術の確保

7.1.2節All Rights Reserved. Copyright © 2019, Hitachi-GE
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6.

水化学が関与する事故時対策

主な改訂点：
u 起因事象の発生から事故が収束して安定冷却が達成されるまでの期間における水化学が関与する対策として、水素発生、漏洩と爆発防止および核分裂生成物の環境への放出抑制を新規に記載

深層防護との関連：
u 事故発生後の対策となるため、深層防護のレベル1「水化学による信頼性の確保」およびレベル2 「異常・故障の拡大防止」には非該当u LOCA時などの設計基準事故で水素が格納容器内に漏えいした場合の爆発抑制対策（可燃性ガス制御系等)はレベル3「事故の影響緩和」に該当
u SA後のジルコニウム-水反応に起因する水素の爆発抑制についてはレベル4「設計基準を超す事故への施設内対策」に該当
u 核分裂生成物の環境への放出抑制となるサプレッションプールのpH制御やフィルタベントの対策は、燃料溶融後の事象で水化学的制御が効果に大きく影響するためレベル4「設計基準を超す事故への施設内対策」に該当
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7. 事故シナリオとFP挙動
DBA時のFP挙動：
u 大規模燃料破損を想定しないため、FP放出による一般の公衆被ばくは十分低いと評価
SA時のFP挙動：
u 大規模な燃料破損とジルコニウム・水蒸気反応に伴う多量の水素発生等を想定するため、格納容器内に多量のFPや水素が放出
u 事故シナリオに応じたFP放出抑制対策による一般公衆被ばくの低減が必要

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8. 事故シナリオとFP挙動の例
PCVベントを考慮したFP放出の流れ
炉心内FPと化学形態

燃料からのFP放出
原子炉圧力容器の破損によるデブリのドライウェルへの移行

気化、液化、固化等による化学形態変化

一次系内のFP

一次系内でのFP保持と再浮遊表面での化学形態変化

酸の生成

S/Pでのスクラビング

S/PでのFP保持と再浮遊

プール水中での化学形態変化

pH

格納容器内のFP格納容器壁、構造物でのFP保持と再浮遊表面での化学形態変化

アルカリ注入格納容器からのFPリーク
原子炉建屋内でのFP保持

格納容器ベントによるFP放出

原子炉建屋内のFP

原子炉建屋からのFPリーク

ベントフィルタによるFP除去

環境へのFP放出

関連システムFPの流れ

関連システム

FP挙動

場所等

FP化学反応因子

化学反応

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99. 水素発生、漏洩と爆発防止対策
BWRプラントの例
Ø 深層防護レベル1相当
炉心での放射線分解で生成する水素をオフガス再結合器で水に戻して系統内への蓄積抑制
Ø 深層防護レベル2相当
オフガス再結合器の不全時には水素を検出して隔離し、原子炉が自動的にスクラムして安全に停止
Ø 深層防護レベル3相当
事故によりPCV内に水素が漏洩しても爆発しにくいようにPCV内を運転中は窒素雰囲気、さらに蓄積抑制のための可燃性ガス制御系が存在⇒既存の技術で対応可能であるが、評価モデルの更なる向上が必要
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1010

10. 核分裂生成物の放出抑制対策
SA時
ヨウ素は種々の形態や化合物を形成するため、その挙動は複雑で、冷却水のpHにより気液分配が大きく変化
Ø 深層防護レベル4相当
サプレッションプール水のpHを事故時にアルカリ性に制御するシステ
ムの検討・導入や放射性核種を除去する機能を有するフィルタベント
システムの検討・導入⇒既存の技術で対応可能であるが、評価精度の更なる向上が必要

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11

11.

事故炉の廃炉推進対応の水化学

主な改訂点：
u 福島事故後の廃炉推進に向けて取り組むべき水化学の課題として、新たに、汚染水処理対策と二次廃棄物処理、デブリ取り出し時水処理対策、水素発生量評価、材料健全性評価について、新規に記載

深層防護との関連：
u これらは事故後の対応であり、深層防護のレベル１「水化学による信頼性の確保」 、レベル２ 「異常運転や故障の防止」には非該当
u 設計基準を超える事故を想定しており、レベル3 「事故の影響緩和」に非該当
u 事故炉の廃止措置開始後に実施される廃炉推進対応の水化学対策は、直接的にSAの影響緩和につながらないものも含まれるが、広義の意味で、レベル４「設計基準を超す事故への施設内対策」に該当
u 具体的には、放射能の閉じ込め、除去、処理、処分を適切に行う必要があり、汚染水、二次廃棄物、燃料デブリの適切な処理を行う必要あり
u 水素発生防止、材料健全性維持のため、適切な対策を行う必要あり
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1212

12. 汚染水処理対策と二次廃棄物処理
現状：
l タービン建屋滞留水中に原子炉建屋から高濃度のFP成分が流入し、放射性汚染水を形成。その後、継続的な地下水の流入による汚染水量の増大。
l 汚染水の放射能除去に用いられたメディアには多種類の放射能成分が含まれており、現在、一次処理が終わった段階で一時保管中。

課題：
l 汚染水からの放射能除去メディアの開発、モデル化
l 二次廃棄物処理における水化学からのアプローチ

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1313

13. 燃料デブリ取り出し時水処理対策
現状：
l PCV内部調査を通して、PCV内での燃料デブリの堆積状況が徐々に明らかになりつつある。
l 燃料デブリ取り出しが現実的な実施段階に移行すると、全体システムの一部として、切削や切断等の作業に伴う微粒子等の舞い上がり防止や、新たに溶出してくるイオン状成分の除去など、燃料デブリ性状を十分に把握した上での水処理システムの構築が必要。

課題：
l 燃料デブリ取り出し時の水質環境評価
l 燃料デブリ取り出し時の水処理システムの構築

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1414

14. 水素発生量評価
現状：
l 一次廃棄物・二次廃棄物処理、燃料デブリ取り出し、燃料移送、等、廃炉推進のための種々のフェーズで、放射線分解による水素発生のリスクが常に存在。
また、運転中プラントのγ線支配と異なり、局所的にβ線、α線が寄与するため、様々な線源による水素発生量の評価手法の確立が急務。
l 海水成分の存在により水素発生量が増大する傾向が見られるように、水の放射線分解による水素発生量は、放射線の種類や強度、含有される不純物の種類や濃度に大きく依存。

課題：
l αおよびβ,γラジオリシスによる水素発生挙動の評価
l 不純物存在下での水素発生挙動の評価

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1515

15. 材料健全性評価
現状：l 1F事故においては、緊急的な措置として原子炉および使用済燃料プールに海水注入が実施され、系統・機器の耐食性評価が課題となった。
l 原子炉格納容器の健全性評価は、廃炉作業を実施して行く上で安全上必須で、事故後の水質環境に鑑みた長期にわたる腐食対策の検討が必要。

課題：
l 海水注入時の構造材料健全性評価
l 長期的な構造材料健全性評価

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1616

16. 被ばく低減対策
現状：
l 今後の燃料デブリ取り出しを初めとする廃炉作業の推進に当たっては、作業従事者の被ばく低減対策を適切に講じることが要求される。
l 被ばく線源としては、Csを中心とするγ線放出核種、Srを中心とするβ線放出核種、U、Pu、その他TRU核種等のα線放出核種があり、それらのPCV内や原子炉建屋内の存在形態、正確な放射能付着分布を把握することが必須。

課題：l 既存知見に基づくFP/TRU核種の移行挙動の解析評価
l 1F実機での実測データの採取とそれに基づくベンチマーク評価
l 廃炉推進の各作業における作業従事者の被ばく線量評価

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