投稿者: 広報・編集担当（１）

特別寄稿

　

日本原子力学会賞受賞内容

第39回日本原子力学会賞技術賞（第3907号）

高温高圧過酸化水素水ループに関する実験技術の確立

－　高温水中での過酸化水素濃度制御とその濃度および材料腐食挙動への影響のin-situ計測

（独）日本原子力研究開発機構       内田　俊介           佐藤　智徳　       塚田　隆

（株）日立製作所                            和田　陽一

（社）日本アイソトープ協会           石榑　顕吉

 

過酸化水素と聞くと、われわれの年代は、オキシフル（オキシドールの商品名）という殺菌消毒剤を思い起こすのではないかと思います。赤チン（マーキュロクロム液）と同様に、オキシフルも今はほとんど使われなくなりましたが、当時は非常にポピュラーで、褐色のビンに入っており、傷口につけると泡粒が出てくるのが印象的でした。今回の研究対象は、この過酸化水素水です。

沸騰水型原子炉（BWR）では、原子炉での水の放射線分解の結果、酸素、水素、過酸化水素その他のHとOとから構成されるイオンやラジカルが生成します。このうち、化学的に安定な水素、酸素の存在は早くから知られており、燃料被覆材や原子炉構造材の腐食試験では、酸素濃度を制御して原子炉の腐食環境に合わせることが広く行われてきました。20年ほど前に、実機BWRへの水素注入が始まった頃から、水の放射線分解の理論評価が盛んに行われるようになり、炉水腐食環境が、酸素と共に、過酸化水素（H₂O₂）で決定されることが知られるようになりました。しかし、過酸化水素は高温水中では安定ではなく、サンプリングされた水中にはあまり残らないため、実際に測定することが難しく、材料研究者の目を過酸化水素に向けさせるにはパンチが欠けていたものと思います。一方で、原子炉の高温水中で直接測定できる腐食電位が腐食環境指標として脚光を浴びるようになり、酸素だけでは説明のつかない腐食電位が過酸化水素を考えることで理解できるようになりましたが、実験としては、過酸化水素濃度を高温水中で安定に保ち、その濃度を自在に制御し、またモニタすることが難しかったために、研究はなかなか進まず、過酸化水素濃度制御技術が確立されたのはこの10年程の間です。

以上が研究の背景ですが、以下、少し硬くなりますが、研究の概要を、受賞概要から抜粋し、紹介いたします。

BWRの炉水腐食環境は、水の放射線分解で生成した過酸化水素で決定されます。応力腐食割れの予防保全策の一環として実施されている水素注入条件下では、ppbレベルで残存したH₂O₂の影響で腐食電位（ECP）が十分低下せず、水素注入効果の定量には、H₂O₂の影響評価が必須とされています[1]-[3]。本研究では、高温高圧水実験装置中でH₂O₂濃度とO₂濃度を独立に安定かつ任意に制御できる技術を確立する[4]と共に、高温高圧下での材料の腐食挙動をin-situで測定できる技術を確立しました[5]-[7]。

本研究で得られた成果の概要は以下の通りです。

１）H₂O₂濃度制御技術の高度化

オートクレーブとH₂O₂注入およびサンプリング管内を四フッ化エチレンでライニングした既開発の高温高圧H₂O₂水ループ[8]の高流速化、内容積の縮小、最適化により、試験部で常に90%以上のH₂O₂が残存することを確認し、O₂の共存を最小にしたH₂O₂雰囲気で長時間安定に材料腐食挙動の測定を可能とする実験手法を確立しました[4]。ルミノール化学発光分光法に基づくフローセル型の高感度かつ簡便なH₂O₂濃度測定法を開発し、サブppbのH₂O₂濃度を、迅速に測定可能な技術を確立しました[9],[10]。

２）材料腐食挙動のin-situ計測

ECPのほか、複素インピーダンス（FDCI）、直接接触電気抵抗（DCR）の測定により、ステンレス鋼の腐食で形成される酸化皮膜の性状と酸化反応を、高温水中でin-situ測定できる技術を確立しました[6],[7],[11]-[15]。また、FDCIとECPの計測を組合せたオンラインH₂O₂濃度モニタを開発しました[11]。

３）多元表面分析による酸化皮膜性状解析

走査型電子顕微鏡（SEM）、透過型電子顕微鏡（STEM-EDX）、レーザーラマン分光分析装置（LRS）などを組み合わせた多元表面分析技術を駆使し、「酸化皮膜は、内外二層で構成され、H₂O₂雰囲気では、H₂O₂の分解で生ずるOHラジカルの影響で、電気抵抗の高い緻密な内層が形成され、ECPは高いが、逆に腐食は抑制される」ことを示しました [14]-[17]。

４）H₂O₂の腐食挙動への影響

H₂O₂の酸化によるアノード電流と還元によるカソード電流が相殺し、広いH₂O₂濃度域で一定のECPを示しますが、腐食電流は濃度と共に低下し、き裂進展速度も低下します[7],[11]。実験室と実機BWR環境での腐食挙動の差異の要因がH₂O₂の存在と酸化皮膜性状によることを明らかにし、高経年化プラント対応の材料研究のためには、H₂O₂雰囲気でのデータ蓄積が必須であることを示しました。

 

［参考文献］

1) S. Uchida, K. Ishigure, H. Takamatsu, H. Takiguchi, M. Nakagami and M. Matsui,, Water Chemistry Data Acquisition, Processing, Evaluation and Diagnosis Systems for Nuclear Power Reactors, 2004. Proc. The 14th Int. Conf. Properties of Water and Steam, (Kyoto, Japan), International Association for Properties of Water and Steam, 551 (2004)

2) H. Takiguchi, H. Takamatsu, S. Uchida, K. Ishigure, M. Nakagami and M. Matsui, “Water Chemistry Data Acquisition, Processing, Evaluation and Diagnostic Systems in Light Water reactors”, J. Nucl. Sci. Technol., 41, 214 (2004).

3) 山脇道夫、恩地健雄、福谷耕司、中村武彦、高橋文信、塚田隆、内田俊介「BWRシュラウド等の応力腐食割れに係わる最近の研究動向」、日本原子力学会誌、47、385（2005）

４) T. Satoh, S. Uchida, J. Sugama, N. Yamashiro, T. Hirose, Y. Morishima, Y. Satoh and K. Iinuma, “Effects of Hydrogen Peroxide on Corrosion of Stainless Steel (I) – Improved Control of Hydrogen Peroxide Remaining in a High Temperature High Pressure Hydrogen Peroxide Loop”, J. Nucl. Sci. Technol., 41, 610 (2004).

5) J. Sugama, S. Uchida, N. Yamashiro, Y. Morishima, T. Hirose, T. Miyazawa, T. Satoh, Y. Satoh, K. Iinuma, Y. Wada and M. Tachibana, “Effects of Hydrogen Peroxide on Corrosion of Stainless Steel (II) – Evaluation of Oxide Film Properties by Complex Impedance Measurement”, J. Nucl. Sci. Technol., 41, 880 (2004).

6) S. Uchida, T. Satoh, J. Sugama, N. Yamashiro, Y. Morishima, T. Hirose, T. Miyazawa, Y. Satoh, K. Iinuma, Y. Wada and M. Tachibana, “Effects of Hydrogen Peroxide on Corrosion of Stainless Steel (III) – Evaluation of Electric Resistance of Oxide Film by Equivalent Circuit Analysis for Frequency Dependent Complex Impedances”, J. Nucl. Sci. Technol., 42, 66 (2005).

7) S. Uchida, Y. Morishima, T. Hirose, T. Miyazawa, T. Satoh, Y. Satoh and Y. Wada, “Effects of Hydrogen Peroxide on Corrosion of Stainless Steel (VI) – Effects of Hydrogen Peroxide and Oxygen on Anodic Polarization Properties of Stainless Steel in High Temperature Pure Water -”, J. Nucl. Sci. Technol., to be published.

8) S. Uchida, N. Shigenaka, M. Tachibana, Y. Wada, M. Sakai, K. Akamina and K. Ohsumi., “Effects of Hydrogen Peroxide on Intergranular Stress Corrosion Cracking of Stainless Steel in High Temperature Water, (I) – Effects of Hydrogen Peroxide on Electrochemical Corrosion Potential of Stainless Steel”, J. Nucl. Sci. Technol., 35, 301 (1998)

9) N. Yamashiro, S. Uchida, Y. Satoh, Y. Morishima, H. Yokoyama, T. Satoh, J. Sugama and R. Yamada, “Determination of Hydrogen Peroxide in Pure Water by Chemiluminescence Detection (I) – Flow Cell Type Hydrogen Peroxide Detector”, J. Nucl. Sci. Technol., 41, 890 (2004)

10) S. Uchida, Y. Satoh, N. Yamashiro, T. Satoh, “Determination of Hydrogen Peroxide in Pure Water by Chemiluminescence Detection (II) – Theoretical Analysis of Luminol Chemiluminescence Processes”, J. Nucl. Sci. Technol., 41, 898 (2004)

11) S. Uchida, T. Satoh, N. Kakinuma, T. Miyazawa, Y. Satoh and K. Mäkelä, ”An electrochemical sensor complex for in-situ measurements of oxide film electric resistance in high temperature water”, ECS Transactions, Volume 2, Issue 6, 209th ECS Meeting, May 7-May 12, 2006, Denver, Colorado, Electrochemical Society (2006). in press.

12) T. Satoh, S. Uchida, Y. Satoh, K. Iinuma and Y. Wada, “In-situ Measurement of Oxide Film Behavior on Stainless Steel in High Temperature High Pressure water ”, Proc. The 14th Int. Conf. Properties of Water and Steam, (Kyoto, Japan), International Association for Properties of Water and Steam, 561 (2004)

13) S. Uchida, T. Satoh, Y. Morishima, T. Hirose, T. Miyazawa, N. Kakinuma, Y. Satoh, N. Usui and Y. Wada, “Effects of Hydrogen Peroxide and Oxygen on Corrosion of Stainless Steel in High temperature water”, Proc. 12th Int. Conf. Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors, Snowbird, UT, Aug. 15-18, 2005, TMS, (2005) (CD-ROM)

14) Y. Murayama, T. Satoh, S. Uchida, Y. Satoh, S. Nagata, T. Satoh, Y. Wada and M. Tachibana, “Effects of Hydrogen Peroxide on Intergranular Stress Corrosion Cracking of Stainless Steel in High Temperature Water, (V) – Characterization of Oxide Film on Stainless Steel by Multilateral Surface Analyses”, J. Nucl. Sci. Technol., 39, 1199 (2002)

15) S. Uchida, T. Satoh, K. Furukawa, Y. Murayama, J. Sugama, N. Yamashiro, Y. Satoh, K. Iinuma, Y. Wada and M. Tachibana, “Characterization of Oxide Films on Stainless Steel Exposed to Hydrogen Peroxide and Oxygen in High Temperature Water”, Proceedings of 11th International Conference on Environmental Degradation on Materials in Nuclear Power Systems; Water Reactors, Aug. 10-14, 2003, Stevenson, Washington, American Nuclear Society (2003) (CD).

16) T. Miyazawa, S. Uchida, T. Satoh, Y. Morishima, T. Hirose, Y. Satoh, K. Iinuma, Y. Wada, H. Hosokawa and N. Usui, “Effects of Hydrogen Peroxide on Corrosion of Stainless Steel (IV) – Determination of Oxide Film Properties with Multilateral Surface Analyses”, J. Nucl. Sci. Technol., 42, 233 (2005).

17) T. Miyazawa, T, Terachi, S. Uchida, T. Satoh, T. Tsukada, Y. Satoh, Y. Wada, H. Hosokawa, “Effects of Hydrogen Peroxide on Corrosion of Stainless Steel (V) – Characterization of Oxide Film with Multilateral Surface Analyses“, J. Nucl. Sci. Technol., 43, 884 (2006)

［文責：内田俊介］

水化学ロードマップの概要

東京大学　　勝村　庸介

 

平成17-18年度に、（独）原子力安全基盤機構からの請負契約により、産官学の役割分担・取組を念頭において調和的な研究・開発戦略シナリオを水化学ロードマップとしてまとめた。

 

水化学ロードマップの必要性

わが国では50基を超える軽水炉が稼動しており、電力の安定供給のためには軽水炉の運用継続が必要とされ、また30年以上稼働しているプラント数も増加している。こういった状況から、プラントの高効率化（炉出力向上、長期運転サイクルなど）、燃料高度化（燃焼度向上、健全性維持など）、高経年化プラントへの対応などの分野について「原子力安全研究ロードマップ」の作成が行われ、対応すべき研究開発項目、そのターゲット、研究開発工程及び実施機関などが取りまとめられてきた。

　材料側からの視点が中心であったため、腐食のもう一方の要素である環境すなわち水化学の視点からの検討も十分に行う必要がある。水化学は設備・機器の腐食抑制、プラントの線量率低減、放射性廃棄物低減に有効であることから、合理的な対応策を提供でき、各種事象のメカニズムを検討し、現象の的確な把握に基づいて適切な水質管理を行うことにより、関連する諸課題への対応が可能であることから、水化学への期待は大きい。ロードマップの作成は、研究目標の明確化、既存技術の透明化、人材育成と技術の標準化、産官学間の認識の共有、研究課題の明確化、効率的な研究開発目標、開発手順などを設定できる。産官学が議論して作成したロードマップを公開することは、軽水炉プラントの理解促進に寄与し、原子力に対する国民合意を得ることに寄与できる。以上のような展望のもと、水化学ロードマップの作成を行った。

 

水化学ロードマップの全体像

　水化学は、原子力発電プラント冷却水の水質管理に関する化学的基盤を与える分野全般を包括し、高温・高放射線下といった水環境と材料の相互作用、水系における腐食生成物や添加物の挙動を扱う分野である。また、原子力発電プラントを安全にかつ効率よく運転するために冷却水を化学的に管理するための技術そのものとも定義できる。これを踏まえ、先行しているロードマップとの関連に配慮しつつ、下図のように燃料・構造材・水化学の相関をまとめた。

　さらに、既存知識の整理、集積、新データの追加、蓄積とこれらの提供、また、教育、人材面での継続的供給体制、産官学の分担による効率的連携、規制当局との関わり、更には、国内のみならず、国際的ネットワークの重要性、等の観点から、下図のように協力体制を整理した。

　ロードマップの目標として「水化学による原子力プラントの安全性および信頼性維持への貢献」を掲げている。具体的には (1)安全性・信頼性の一層の向上、(2) プラントの合理的・経済的運用における安全性・信頼性の確保、を技術開発上のマイルストンととらえ、下に示すような、5年毎の4段階のステップを踏まえた、今後20年間をカバーするシナリオとなっている。

課題の抽出と整理

　水化学ロードマップで検討すべき課題は、水化学固有のものの他、構造材料や燃料と水化学の境界領域にある。構造材料や燃料に関しては、既に研究ロードマップが作成されており、これらを考慮しつつ整合を図って課題の抽出を進めた。これを踏まえ、(1)燃料－水化学境界領域における水化学からの課題、(2)構造材料に関わる水化学からの課題、(3)水化学固有の課題、の視点から課題の抽出を行った。

　また、水化学を取り巻く環境や先行して作成されている他のロードマップを踏まえ、水化学の特色であるハード面ばかりではなくソフト面からの課題の体系的な整理を行った。体系的整理を行うにあたり、設備、人、環境といった面から、水化学が抱える課題を抽出し、顕在的な課題ばかりではなく潜在的な課題も整理を行った。

　具体的な作業として課題調査表を作成した。これには課題名、その概要、問題点の所在、現状分析、期待される成果、実施課題、時期・期間、実施機関、資金の出所などの項目を記したものである。これらを多数作成し、分類、選択、統合し、相互の関係等を検討した上で、最終的には、(1)設備／機器等への影響、(2) 環境／一般公衆への影響、(3)人／情報の整備のカテゴリーに分け、これらに11項目のロードマップが配置されている。詳細は報告書を参照頂く事とし、各項目の概略を以下に記す。

(1)設備／機器等への影響

①基盤技術に係わるロードマップ

　共通基盤技術としては、各課題に共通な技術について取り上げること、各課題に固有な基礎技術は各課題の中に設けて検討すべきであるとの観点から、以下に示す具体的項目を共通基盤技術として取り上げた。

a.腐食環境評価技術

b.腐食メカニズム

c.酸化物･イオン種の付着脱離メカニズム

d.実験方法

②被ばく線源低減に係わるロードマップ

　「わが国の原子力発電プラントを、将来に亘って国際的にトップレベルの低線量率（クリーンプラント）プラントとする」とした、明確なゴールを設定し、以下のような課題を抽出している。

a.被ばく線源生成のメカニズム解明（科学基盤とモデル化）

b.燃料高度化、軽水炉利用高度化、高経年化対応水質変更の影響評価

c.既存技術高度化と適用（PWR : 高Li運転、溶存水素最適化等、BWR : 給水水質制御等）

d.新技術開発（被ばく線源生成メカニズムに基づいた対応策）

③応力腐食割れ及び照射誘起応力腐食割れの抑制に係わるロードマップ

　環境緩和策は事業者が材料劣化抑制方策として展開するのみでなく、適用効果を明確に示し効果的な運用方法を定め、規格基準化や規制の高度化等を通じて高経年対応における点検・評価の高精度化・合理化に反映し、さらに状態監視保全を支援する。これにより予防保全効果の向上によるプラント信頼性向上、稼働率向上、被ばく低減、原子炉高度利用化支援、コストダウンへの貢献するものとして以下のような項目を抽出した。

1. 既存技術の高度化と新たな水化学の開発
2. SCCへの水質影響評価
3. 実機環境モニタリング技術及びSCCモニタリング／評価技術の開発
4. 環境緩和技術／クライテリアの規格規準化と環境緩和効果の点検規準への反映

④燃料被覆・部材腐食／水素吸収抑制に係わるロードマップ

　炉水環境としての水は、燃料、構造材と直接接しているため、たとえば構造材の腐食対策として水化学を変更する場合、燃料の腐食や炉水の放射能挙動に影響を与える可能性がある。従来、主に先行照射によって実証してきた燃料被覆管・部材の腐食や水素吸収の機構をモデル化し、様々な運転条件や水化学環境における使用範囲を合理的に評価できる手法を確立する。このための以下のような項目を抽出した。

a.燃料高度化(高燃焼度、MOX、最適運転サイクル)

b.軽水炉利用高度化(出力向上)

c.水化学の高度化（高経年化対応、被ばく低減）

⑤状態監視保全の支援に係わるロードマップ

　将来、炉内や配管の健全性モニタリングが可能になれば、長期にわたる経年化の予測評価精度の向上や状態監視保全の充実が期待される。SCCやFAC等の経年劣化事象について材料・応力・環境面から多面的に計測・評価可能なモニタリング技術を開発・適用することを、今後目標とすべき研究項目として選択した。

a.環境モニタリング技術の高度化

b.実機材劣化評価手法

c.状態監視保全手法

⑥FAC抑制に係わるロードマップ

　配管減肉抑制のための水化学技術のさらなる高度化を図るとともに、実機減肉傾向と配管減肉メカニズムに即した評価管理手法の確立を行う。さらにこれら水化学技術（管理手法）と評価管理手法の規格規準化を行う。これにより、高経年対応や出力向上運転等における潜在的減肉進行部位に対する予防保全に貢献する、現行の点検・評価の高精度化・合理化、予防保全の高度化による長期的プラント信頼性向上、稼働率向上、被ばく低減、原子炉高度利用化支援、コストダウンへの貢献を期待し、以下のような項目を抽出した。

a.環境モニタリング技術の高度化

b.実機材劣化評価手法

c.状態監視保全手法

⑦スケール／クラッド付着抑制に係わるロードマップ

　効率的、効果的なスケール／クラッド付着抑制対策として水処理運用技術の適正化、新規薬剤の開発等による水化学技術の高度化、並びにより効果的なスケール／クラッド除去技術の適用等の改善案の立案、PWRにおける鉄発生低減対策としての系統pH増加、スケール付着抑制の観点からは、機器性能が確保できるpH領域の探索、等の観点から以下のような項目を抽出した。

1. スケール／クラッド付着機構論の解明並びにモデル化
2. 水化学技術の高度化：鉄の溶出抑制（最適pH処理の適用、酸素処理の適用）
3. スケール／クラッド除去技術の開発（化学洗浄技術、スケール分散剤の開発）
4. スケール／クラッド付着機構に基づく付着抑制技術の開発

⑧SGクレビス環境緩和技術の開発に係わるロードマップ

　PWR復水脱塩設備樹脂の劣化生成物であるPSS（ポリスチレンスルホン酸）に起因するSO₄^–の影響が相対的に顕在化している。一方、近来鉛等の微量金属成分が関与すると考えられるSG伝熱管の損傷発生の可能性が示唆されてきている。

　以上より、一層のSO₄^–持込抑制策の開発および、腐食機構が明確になっていない鉛について、鉛がクレビス環境に及ぼす影響の明確化、発生源の同定による管理指標の策定が必要である。このために、以下の戦略的シナリオを設定した。

a.SGクレビス緩衝剤の開発

b.クレビス環境中和確認を目的としたクレビス直接分析新技術の開発

c.鉛の腐食原因究明と機構論の解明

d.SO₄^–低減技術の開発

⑨AOAの防止に係わるロードマップ

　国内ではAOA発生の可能性は比較的低いレベルと予想されるが、徐々に厳しい運用条件によりAOA発生リスクは高まる方向となる。従って、実機での先行試験に依存することなくAOA発生リスクを評価でき、最適な運用条件を検討するための機構論的評価手法が必要で、関連する現象をメカニズムの視点から捉え、特に燃料棒表面へのクラッドの付着等に着目した種々の技術基盤を用いた試験に基づき、各々の因子との相関性を検討する。これらに基づき、水化学によるAOA抑制効果の有効性評価、AOA発生リスクの評価に基づくプラント運用条件および水化学の最適化を行う必要がある。以上の観点に基づいた項目を設定した。

a.基盤技術開発

b.新しい評価手法の検討　燃料棒表面へのクラッド付着に及ぼす影響　燃料棒表面へのボロンの取り込みに及ぼす影響

c.評価手法の適用

d.AOA防止に関する水化学高度化

(2) 環境／一般公衆への影響

　⑩環境・一般公衆への影響に係わるロードマップ

　廃棄物発生抑制のための高浄化性や長期安定性などを有する新樹脂の開発、及び環境負荷低減のための制御薬品の選択や処理技術の開発においては、プラント高度化や新たな水化学管理の影響も同時並行で評価し、改善策を立案する。さらに、実機適用実績を踏まえたPDCA (plan-do-check-act) cycleサイクルを確立する。

a.運用の最適化（脱塩塔、フィルター運用の最適化、交換頻度の延長、クリーンアップ工程最適化）

b.新樹脂の開発（耐酸化性、高浄化性能樹脂の開発）

c.代替薬品の採用（ヒドラジン代替剤）

d.薬品処理技術の改良（アミン系薬品処理法）

(3)人／情報の整備

⑪人/情報の整備に係わるロードマップ

　これまでの知見、蓄積を基礎に、水化学分野の技術情報基盤を整備していくこと、これまでの運用経験も踏まえた水化学技術の体系化により、評価技術、運用技術等の規格・基準化、標準化を進める。また、近年、水化学の研究開発、及び管理を担う人材の高齢化が問題とされ、今後、プラントの高経年化対応を含め、原子力発電の持続的発展のため、人材の確保は緊急の課題である。さらに、水化学技術の高度化の観点から、今後とも継続的に国際的な情報交換を進めると同時に、アジア諸国での原子力開発が急速に進展すると予測されることから、わが国で培った技術をこれらの国に反映させていくことが重要である。

　以上のような背景に基づき、人/情報の整備に関する戦略的シナリオを以下のように設定する。

a.技術情報基盤の整備/技術伝承

b.学協会規格等の整備

c.国際協力の推進

水化学ロードマップの目標

　前節に記した各項目のロードマップに沿った活動を実行する事により、以下のような目標が達成できるものと期待される。

１．被ばく線量の低減：被ばく線源（線量率）の低減に重点を置き、定検作業量の低減とあわせて、低被ばく線量を達成。

２．軽水炉利用の高度化、燃料高度化、そして、高経年化対応への水化学制御による調和的、合理的対応水学制御による燃料・構造材の信頼性の一層の向上。

３．水化学データ評価を通しての、状態監視保全による検査制度の改善・合理化

４．産･官･学の協調による研究の推進、人材の育成と民間自主規格化。

まとめ

　これらのロードマップは今後の進展により必要に応じ、改訂を進める必要があるが、最も重要な事は、このロードマップに沿った研究、技術の開発を実施する事であり、具体的な実施に向けた今後の活動に取り組むべきである。

水化学―その来し方、行く末

　　　　　　　　　　　　　　　　　（社）日本アイソトープ協会　　石榑　顕吉

1. はじめに

　今年6月、これまで24年間に亘って活動を続けてきた日本原子力学会における水化学関連の研究専門委員会が発展的に解消し、新たに水化学部会が発足した。水化学研究専門委員会発足当初から、20年間その主査を務めてきた筆者にとって、誠に慶ばしいかぎりであり、ここまで水化学分野が発展を遂げた事を思うと感慨もひとしおである。この節目の時にあたり、わが国における水化学技術の過去を振り返り、将来を眺めて、その印象と期待を述べてみたい。

2. 水化学技術の展開

　わが国において発電プラントの原子炉冷却系の水化学管理が注目されるようになったのは、1970年代である。この時期、世界的にＢＷＲにおけるステンレス鋼配管の応力腐食割れ（SCC）、PWR蒸気発生器（SG）の腐食と作業従事者の放射線被曝増大の問題が発生し、内外の関係者が総力を挙げて問題解決に当たっていた。この状況の中で水化学管理の重要性が強く認識され、水化学管理の面から問題解決を目指す種々の方策も提案された。このように水化学はプラントのニーズにもとづくtrouble shootingの技術として出発したものである。

1980年代には水化学技術の高度化の時代を迎えた。数多くの技術選択肢が提案され、実プラントに適用されて有効な成果を上げるものが出現した。一方、実機適用された技術選択肢に対するプラントの挙動はBWR、 PWRの中でも必ずしも同じでないことが次第に明らかになり、プラント毎の特徴が顕在化するようになった。このような中で、BWR、PWRなどの炉型を越えて、運転経験を共有し、情報交換を行って学術的な視点からも検討を行う場の必要性が認識され、1982年10月、原子力学会の中に水化学研究専門委員会が設立され、その後上述の形で今日に至っている。

　1990年代に入ると、運転経験も次第に蓄積され、一つの技術選択肢はある目的には有効であっても、他の面で負の影響を及ぼす “副作用”をもつケースが多いことも明らかになり、最適化が求められることになった。プラントの設計、運転履歴や、特徴を考慮してプラントに最も適した技術を選択することが重要であり、プラント個別の判断が必要であることが分かってきた。

　2000年代には水化学を予防保全技術として確立することが求められている。問題解決型から出発したが、現状改善から更に進め、将来を予知・予測して起こりうるトラブルを未然に防止しようという高い目標が掲げられている。また、関係者の世代交代の時期を迎え、技術の体系化と次世代への継承を進める必要もある。更には、材料、燃料など他分野との連携、協力が今後益々重要であり、水化学以外の分野の関係者に対する説明責任（accountability）を果たしていくことも必要である。

　以上筆者の独断による水化学技術年代史の簡単な概要を述べた。技術選択肢を個別に述べることはしないが、全体を眺望すると技術の展開の中に興味深い特徴を見出すことができる。それはBWRとPWRで提案されている水化学技術選択肢が次第に相互に類似したものとなってきていることである。もともとBWRとPWRでは水化学管理は全く異なった考え方で設計されていた。例えばPWR一次系では薬剤を添加して冷却水を化学的に管理する設計となっているが、BWRでは本来冷却系には何も添加せず、不純物の存在が水の放射線分解や沸騰濃縮を加速する可能性があるので、“Purer is better.”が大原則であった。しかし最近ではＯ₂やＨ₂，Zｎなどを微量添加して制御する考え方に変わっている。Ｈ₂注入はもともとPWRで行われていたがBWRに取り入れられ、Zn注入はBWRで開発・実施された技術がPWRに適用されている。

　BWRでは炉心で沸騰があるため、燃料棒表面にクラッド（crud）の付着が起こり易く、冷却系における放射能移行の主役であるクラッド挙動の把握が主要な課題であった。長年にわたりクラッド発生抑制と炉心への持込低減を図る種々の対策が実施されてきた。これに対して、PWRではpHの管理を通して金属イオンを制御することが主たる関心事であった。しかし最近PWRでも燃料棒表面でのサブクール沸騰などによりクラッド付着が促進され、付着クラッドがAOA(axial offset anomaly)の原因となったり、被覆管の健全性へ悪影響を及ぼす可能性が危惧され、クラッドの制御が重要な課題となっている。またPWRの2次系においてもSG伝熱管表面へのクラッドの長期にわたる付着が熱伝導の低下につながることから、クラッド挙動に関心が高まっている。これらの状況は、元来異なった発想から出発した水化学管理手法も、究極の形は大きく異なるものではなく、両サイドから理想の姿に近づきつつあるということかも知れない。

　水化学は発電プラントの運転と密接に係る技術であることは上記のとおりであるが、最近のわが国のプラント運転実績を見ると、極めて残念な状況にあると言わざるを得ない。

例として作業従事者の被曝線量をあげれば、先に述べたように1970年代において日本のプラントの被曝量は極めて高い状況にあり、特にBWRにおいてこの傾向が顕著であった。しかし1980年代に懸命に技術の改善が進められ、1990年代初頭にはBWRにおけるプラント当たりの年間平均被曝線量をピーク時の1/10近くまで低減することができた。当時これは世界的にもトップクラスの実績であり、国際的にも高く評価された。この実績は決して水化学技術のみによって達成されたものではないが、水化学技術の貢献は大なるものがあった。その後BWR、PWRともに被曝線量の漸増あるいは一進一退の状態が続いて2000年代に入ったが、最近の10年間を見るとわが国は著しい凋落を示す結果となっている。プラント当たりの年間平均被曝線量を低い順で国別に比較すると、2002年においてBWRは8ケ国中第8位（最下位）、PWRで24ケ国中20位、2004年ではPWRで最下位、BWRで最下位の次という惨憺たる状況である。これは、昔の被曝の高い水準に逆戻りした訳ではなく、日本がトップレベルの場に安住している間に海外プラントで低減の努力が進められ、アッという間に抜き去られてしまったということである。この被曝線量の数値は定検作業等の問題も密接に関連しており、単に数字だけを比較して一喜一憂すべきものではないが、何故このような状況に至ったかは研究に値すると思われる。筆者は、ある程度まで被曝低減が達成された段階で、現場や経営側に苦労をして更に被曝を引き下げる努力をするインセンティブを失わせる状況がわが国の制度の中に内在していたことが一つの原因ではないかと考えている。

3. 今後の軽水炉技術と水化学

　わが国の既設軽水炉が現在かかえる主要な技術的課題は下記の3点に集約できる。

1）   高経年化対策

2）   燃料の高度利用

3）   プラントの出力向上

　現在わが国には、運転年数が30年を越すプラントが12基、25年以上30年未満のものが11基に及んでいる。これら高経年化プラントを更に長期にわたって、安全かつ信頼性高く運転を続けていくことは極めて重要であり、安全レビューの必要性など規制面での検討が行われている。材料の経年劣化を引き起こす事象の解明と予防が重要であり、その例として応力腐食割れ（SCC）や流動加速腐食(FAC)が挙げられている。

　ウラン資源を有効に利用し、使用済燃料の発生量を低減するために燃料の高燃焼度化は重要な課題である。高燃焼度化によって燃料には被覆管の腐食や水素取り込みなどの面で過大な負荷が加わることが予想され、被覆管の健全性確保が必要である。

　既設のプラントを大幅に改修することなく出力の向上（１～20％程度）を図ることは、資源の有効利用の観点からも魅力的である。これは新しい技術の進歩を取り入れることにより安全に実施できることであり、既に米国等で相当の実績がある。出力の向上に伴って中性子フラックスの増大、冷却水流量・流速の増大、冷却水温度の上昇などが予想され、これは燃料や材料に大きな負荷を課すことになる。

　水化学技術は既設軽水炉の主要な3課題を達成するために貢献するところが大であろうと考えている。燃料や材料にかかる負荷を低減し、その健全性を確保するために、既にある技術選択肢を一部修正あるいは組み合わせ、最適化して適用することによって対応が可能ではないかと思われる。しかしこの最適化のためには関連して生起すると予想される現象が正しく把握されることが必要であり、その意味で水化学技術基盤の強化が不可欠である。基盤強化は将来の改良型軽水炉、次世代軽水炉における水化学技術の果たすべき役割にもつながっていくものである。

　上記の課題達成とは異なるが、近年規制当局はプラントの検査のあり方を見直す検討を進めている。見直しの主要なポイントは従来全プラントに対して画一的に検査を実施してきたが、今後はプラントの状況、運転実績等に応じて、検査の実施内容を変え、定期検査の間隔を変えていくということにある。例えば運転の安全実績指標（Performance Indicator）などの指標を取り入れることも考えられている。一方、WANOは化学指標（Chemistry Index）をプラントの水化学管理の状況を表す指標として用いている。これに類似した指標をPIに取り込む可能性は検討に値する。規制の見直しの中にはプラントの状態監視保全技術の適用も挙げられており、CIはまさしく水化学の状態監視と繋がるものであるから、何とか説得力ある形でPIに直結できないであろうか。

 

4.　学会活動

　過去二十数年に及ぶ原子力学会における水化学関連の研究専門委員会がわが国全体の水化学分野の活動の中心となって来たことは論をまたない。4年毎の各期末に成果報告書を出版するばかりでなく、国際活動の中心となり、水化学国際会議の開催、日台、日韓2国間の水化学シンポジウムをベースとするアジア水化学シンポジウム開催における日本の主導的役割などは研究専門委員会で企画され、実行されてきた。技術の継承を念頭において、サマーセミナーの開催や原子炉水化学ハンドブックの上梓も行った。また水化学標準の作成を目指した水化学手引書の出版の準備が進められ、昨年は今後の技術の展開を眺望した水化学ロードマップの完成をみることができた。

　今回水化学部会の発足によって、従来われわれが目指してきた所は何ら変わるものではなく、水化学部会の発足時に申し上げたように、これまでの“水化学商店”が“株式会社水化学”に変わったようなものだと筆者は思っている。研究専門委員会においては全ての活動は幹事会において企画・検討・実行され、幹事会が活動の中枢であった。部会においては役割を担った小委員会あるいは担当が責任と作業を分担し、機能的、効率的に活動を進めることができる。ある程度の大きさに至った組織の運営としては此方が合理的であり、若い世代の運営面への参画も図り易いであろう。技術の継承と世代交代がこの分野の喫緊の課題であると考えており、新しい体制が新しい発展につながることを大いに期待するものである。

巻頭言

水化学部会発足にあたり

「水化学」部会部会長　内田俊介

（日本原子力研究開発機構）

2007年6月に発足した「水化学」部会の部会長に就任いたしました内田俊介です。浅学菲才を省みず部会長をお引き受けさせていただきましたが、これまでの「水化学」関連の研究専門委員会において蓄積・継承されてきた原子炉水化学の技術を更に発展させるため微力を尽くしてまいりたいと存じます。

1982年10月に、「水化学」研究専門委員会（主査：石榑顕吉先生）が設置されて以来、「水化学標準」研究専門委員会（主査：乙葉啓一先生）まで、6期24年にわたり、一貫して研究専門委員会としての活動が続けられました。この間、研究専門委員会では、一貫して、年に平均5回の研究委員会を開催し、水化学についての議論を多角的、計画的にすすめることによって、水化学に係わる諸現象のヴェールを剥ぎ、基盤・応用両面での技術の高度化や知識の体系化を推進して、その成果を委員会報告書や水化学ハンドブックにまとめると共に、国内のみでなく、国際的にも水化学の技術向上に貢献してまいりました。諸先輩の的確なご指導のもと、委員会活動は、機動性に優れた小さな組織の利点を生かし、新しい課題に的確、迅速に対応可能であったものと考えます。

しかし、水化学の分野でも他分野と同様に世代交代が著しく、技術転移を確実に行うためにも、技術の標準化が避けられず、一方で将来を見越して、研究方向を明確にし、限られたリソースでこれを具現化するためには研究ロードマップが不可欠となり、先の「水化学標準」研究専門委員会では、標準の原案作成とロードマップの作成に大きな足跡を残しました。こうした、標準化の推進、ロードマップの具現化を進めるためには、水化学の枠内だけでは限界があり、広く他の部会との連携を図っての活動が不可避となり、今回「水化学」部会として委員会活動をさらに発展させることになったものです。

部会となりますと、委員会の場合に比べると、組織的にも大きくなり、これまでのような小回りのきく運営が難しくなる面もありますが、従来の委員会活動のよさを残しながら、他部会との交流を積極化して、絶えず原子力発電プラント全体を視野に入れた学際での技術貢献に尽力できればと考えます。これまでの委員会活動の原動力となった研究委員会活動を、60人規模の専門委員会から200人規模の部会でどう展開させてゆくかが部会としての成否の分かれ目かと考えます。部会員諸兄の積極的な貢献に期待したいと存じます。

（内田俊介、2007年8月吉日）

1. 巻頭言　：　水化学部会発足にあたり
   内田俊介　部会長
2. 水化学―その来し方、行く末
   石榑顕吉　特別顧問
3. 水化学ロードマップ概要
   勝村庸介　副部会長
4. 特別寄稿：　第39回日本原子力学会賞技術賞（第3907号）
   高温高圧過酸化水素水ループに関する実験技術の確立
   (独）日本原子力研究開発機構　内田俊介　部会長、佐藤智徳　氏、塚田隆　氏、
   (株）日立製作所　和田陽一　氏、
   (社）日本アイソトープ協会　石榑顕吉　特別顧問
5. 燃料と水化学
   原子燃料工業　土内義浩　氏
6. 会員の声
7. 編集後記

編集後記

 　水化学部会は昨年発足後、２年目に入り、サマーセミナなど各種行事も予定通り進んでいます。今後の部会運営等については、他部会との連携など新たな動きも出てきています。 このような中、遅まきながら、部会報の第二報をお届けいたします。本部会の特徴や位置づけを再確認いただける内容ではないかと考えています。
夏本番で暑い日が続いていますが、皆様がたにはお体に気をつけられ、各職場でご活躍されますことを祈念いたします。

（日立ＧＥニュークリア・エナジー　布施記）

「２００８年 水化学サマーセミナー in 福井」報告

　平成19年春に発足した水化学部会では初めてとなるサマーセミナーが、2008年7月15日～17日に福井市のフェニックスプラザにおいて開催された。100名を超す参加者が、14件の講演と16件のポスター発表を聞き、活発な質疑を行い、真剣にパネル討論に加わり、また交流会と懇親会で楽しい一時を過ごし、有意義な時間を共有できた。以下では、本セミナーの概要をご報告する。なお、本報告の末尾にセミナー参加者の集合写真を添付する。

1. はじめに

　本セミナーの予稿集の表紙には、「第５回水化学サマーセミナー」と記されている。これは、水化学部会の前身として石榑顕吉先生のご指導の下20年以上に亘る活動を行った水化学研究専門部会において、既に４回のサマーセミナーが開催されたためである。水化学サマーセミナーでは毎回基調テーマを掲げて講演を依頼している。今回の基調テーマは、「原子力発電所における電気化学技術適用の進展」及び「原子力発電所における水化学がかかわる改善の取り組み（Good Practice他）」という２つのテーマであった。その趣旨は、開催案内に以下のように述べられている。
原子力発電所の機器等構造材料の腐食事象を理解するためには材料と環境の相互作用である腐食反応機構の理解が欠かせない。本セミナーのテーマの１つとして、水化学分野における電気化学の適用事例として、電気化学手法を基にした測定法や電気化学に基づく腐食等のメカニズムに関する研究事例等を紹介する。また、もう１つのテーマとして、発電事業者、研究者、及び、メーカー他の水化学がかかわる改善の取り組み（Good Practice他）について、例えば、被ばく低減、応力腐食割れ（SCC）や流れ加速腐食（FAC）などの高経年化事象抑制、プラント性能改善、経済性向上など幅広い分野での事例を紹介し、関係者の間での相互理解を深める。この両基調テーマの元、柴田俊夫先生による招待講演（講演時間40分）に続き12件の一般講演（同各25分）等が行われた。
本セミナーの開催場所であるフェニックスプラザは、JR福井駅からは1.8ｋｍと、連日最高気温が30℃を超えたセミナー期間に徒歩では厳しい距離であったが、路面電車（福井鉄道福武線）の走る広い道路に面した立派な施設であり、その大会議室が会場となった。本セミナー開催では、この会場の準備他多くを三菱重工株式会社原子力事業本部原子力技術センター荘田泰彦殿他の多数の方々にお世話になりましたことを感謝いたします。

2. 講演、パネル討論およびポスターセッション

2.1 第1日目（7月15日）

　本セミナーは、内田俊介部会長（JAEA）の開催挨拶により13：45に始まり、午後のセッション１は＜電気化学計測や電気化学に基づく腐食等のメカニズムに関する研究＞と題して、以下の4件の講演と質疑が行われた。座長は、實重宏明殿（東電）が務められた。

1-1　招待講演「マクロセル腐食とミクロセル腐食～高温水中炭素鋼腐食機構に関連して～」
福井工業大学　原子力技術応用工学科教授　柴田　俊夫先生
1-2　「ＰＷＲ２次系での腐食環境および配管減肉速度の評価手法」
日本原子力研究開発機　原子力基礎工学研究部門　内田　俊介殿
1-3　「応力腐食割れの電気化学的側面 – 臨界電位を中心に」
IHIテクノソリューションズ　明石　正恒殿
1-4　「ジルコニウム合金被覆管の腐食機構に関する電気化学的研究」
三菱マテリアル（株）　非鉄材料技術研究所　村井　琢弥殿

上記の講演の後、ポスターセッションが17:00-18:00に会場である大会議室の後のスペースにおいて開かれた。ここでは、電力会社、メーカー、大学それに各研究機関の若手を中心とした研究者、技術者から全体で16件のテーマの発表があった。内容は、腐食環境に係わる基礎データの評価から実プラントでの水化学関連技術の運用実績とその改善に結びつくものまで広範囲にわたり、各テーマともセミナー参加者と熱心な議論が行われた。

2.2 第2日目（7月16日）

　セミナー2日目は朝8：30に始まり、午前のセッション２は＜水化学がかかわる改善の取り組み（Good Practice他）；その1＞と題して、以下の5件の講演と質疑が行われた。座長は、塚本雅昭殿（関電）が務められた。

2-1　「泊発電所における蒸気発生器２次側洗浄の実績と効果」
北海道電力株式会社　笹田　直伸殿
2-2　「敦賀２号機における亜鉛注入の実績と効果」
日本原子力発電株式会社　市毛　秀明
2-3　「ＰＷＲ燃料被覆管クラッド付着影響因子の明確化に係わる研究動向」
電力中央研究所　河村　浩孝殿
2-4　「復水脱塩装置向けアニオン交換樹脂の開発及び実機適用例」
オルガノ株式会社　大橋　伸一殿
2-5　「ＰＷＲプラント２次系における配管減肉事象のデータ分析」
三菱重工業株式会社　高砂製作所　山上　勝彦殿

昼食後の午後13：15からのセッション３では＜水化学がかかわる改善の取り組み（Good Practice他）；その2＞と題して、以下の4件の講演と質疑が行われた。座長は、乙葉啓一殿（原電）が務められた。（13:15-16:05）

3-1　「東北電力ＢＷＲプラントにおける極低Ｆｅ・高Ｎｉコントロールの経験と最適化」
東北電力株式会社　齋藤　実殿
3-2　「ＢＷＲにおける水化学によるＳＣＣ抑制への取り組み」
株式会社東芝　山本　誠二殿
3-3　「水化学をベースとしたＢＷＲプラント保全技術の展開」
日立ＧＥニュークリア・エナジー(株)　会沢　元浩殿
3-4　「発電所分析化学管理標準について」
丸紅ユーテイリテイサービス　佐藤　義雄殿

2.3 パネル討論

　上記セッションの後、パネル討論が１時間の予定で、テーマを「水化学ロードマップについて」として行われた。司会である勝村庸介先生（東京大学）による本パネル討論の趣旨説明の後、まずパネリストとして瀧口英樹殿（原電）、河村浩孝殿（電中研）、荘田泰彦殿（三菱重工）から、それぞれ実機に係わる事業者、研究機関、メーカーの観点を主として水化学およびそのロードマップに関する意見を述べられた。
勝村先生からは、水化学ロードマップ作成の経緯、ロードマップフォローアップ(RMFU)小委員会（勝村先生主査）の活動状況、パネルディスカッションの進め方が話された。
瀧口殿からは、発電プラントにおける水化学は予防保全技術として重要であり、その観点からは(1)炉内現象のメカニズムの把握と炉内環境の精確な把握に基づく予測・対策技術の開発、(2)水化学技術の有効性の検証と維持管理への反映、(3)水化学を支える人的基盤、施設基盤、情報基盤の3つの重要性が述べられた。また、水化学ロードマップ及びそのフォローアップは、(1)研究開発マネージメント、(2)研究開発者に対する重要技術情報の提供、(3)国民理解の増進に役立つべきとの意見であった。
河村殿からは、瀧口殿の指摘された水化学を支える基盤の整備について、特に施設基盤に関して照射試験及び実機での計測の重要性が強調され、それらは産官学が協同して取り組むべき課題であると述べられた。また、照射下試験による炉内現象のモデル等の検証の必要性と現状の問題点、克服すべき課題及びそれらの水化学ロードマップ上での位置づけについて述べられた。
荘田殿からは、水化学に基づく的確な予防保全のためには、実機環境下で起こっている腐食、付着等の現象の的確な理解、関係するパラメータ毎の寄与の定量化とそれらの相乗作用の理解などが重要であること等が述べられた。
これらの意見に関して、活発な質疑討論が行われ、例えば次のような意見が出された。
・ 予防保全はうまくいってあたり前というところがあり、どのようにその効果を見せてゆくのかを考える必要があり、例えばPerformance Indicator（安全実績指標）を活用する方向等がある。
・ 現在の受託事業による研究のやり方は、大学の本来の役割とずれている部分があり、学生の関与や予算の使い方に難しい点がある。
・ 大学の観点としては、研究が学問として位置づけられること、体系化が重要であり、学生が魅力的に思い夢を持てることが重要である。
・ ロードマップに縛られ自由度を失わないようにするべき。
・ 水化学は高経年化対応のキーポイントである。実機・ラボでの腐食電位（ECP）計測の技術向上、寿命評価に必要なSCC発生に関する研究などを進めるべきである。

2.4 第3日目（7月17日）

　最終日は本セミナーの恒例となった、長尾博之殿（元東芝）による「水の常識・非常識」と題する講演がセッション４として7:30～8:00に行われた。座長は、山崎健治殿（東芝）が務められた。毎回楽しく興味深いお話であるが、今回は「磁気水のお話し」がテーマであった。講演は、磁気水（またの名も磁気処理水他沢山ある）の歴史（なんと13世紀からあったとか）、配管のスケール付着防止への利用、抗菌作用などに及んだが、特に長尾殿が自宅のお風呂に導入されたシステムとその効用のお話は大変説得力のある楽しいものであった。また、次回にもユニークなお話により、「水」に対する私たちの視野を拡げていただきたいと思った。

長尾殿のご講演の後、午前8時に本サマーセミナーの閉会の辞が、内田部会長より述べられた。その後，希望者は下記の見学会（テクニカルツアー）へ参加された。

3. 見学会

　見学会は、以下の予定で実施された。主な見学場所は、若狭湾エネルギー研究センターおよび高速増殖炉もんじゅ建設所の２ヶ所であった。
08:30　福井フェニックスプラザ前出発
10:00　若狭湾エネルギー研究センター到着
10:00～11:30　若狭湾エネルギー研究センター見学
11:30　若狭湾エネルギー研究センター出発
12:30　日本原子力研究開発機構　高速増殖炉もんじゅ建設所到着
12:30～13:00　昼食（もんじゅ建設所にてお弁当）
13:00～15:00　もんじゅ建設所見学
15:00　日本原子力研究開発機構　高速増殖炉もんじゅ建設所出発
16:00　敦賀駅到着・解散

4. 交流会と懇親会

　充実した多くの講演の後には、水化学への関心を同じくする方々との懇親を深めるというサマーセミナー最大の楽しみがある。今回のセミナーでは、第1日目は「交流会」と称して、フェニックスプラザの小ホールにて参加者全員が10卓程の円卓を囲んで盛大に行われた。第2日目は「懇親会」と称して、有志がやはりフェニックスホール内のレストランに集まり、立食形式で行われた。いずれも18:00頃より2時間程度歓談を中心として行われたが、交流会では、大平　拓殿（原電）の非常に楽しい司会により、福井県にちなんだクイズや利き酒が行われた。利き酒は、水化学サマーセミナーではこれまでも何度か行われたが、毎回予想外の方が隠れた才能を披露されている。今回は、唯一人、数種類の日本酒の銘柄を利き分けた山崎健治殿（東芝）が優勝された。氏は現在水化学部会の副部会長であるので、当部会の将来も芳醇な日本酒のように素晴らしいものとなるであろうと予感された。

5. おわりに

　今回の基調テーマは、「原子力発電所における電気化学技術適用の進展」及び「原子力発電所における水化学がかかわる改善の取り組み（Good Practice他）」という２つのテーマで開催された。これについて、腐食・電気化学の基礎理論から実機における水化学的課題と対策技術まで、広範な講演を多数いただき、また「水化学ロードマップについて」と題する活発なパネル討論も行われた。このセミナーを通して、新発足した水化学部会が対象とする課題の広がりと役割の重要さが再認識できたと思う。当部会には、2年毎のサマーセミナーの他、年4回程度の定例研究会も開催している。これらの場で集中的な勉強と議論を継続的に行うことより、水化学部会はますます発展すると期待できた。

以上（文責：JAEA塚田）

“水”あれこれ　・・・(1)

長尾 博之

　水は原子力と縁が深いだけではなく、極めて身近な存在であるにもかかわらず、実は良く理解されていない物質であるように思われます。この度、広報・編集担当の布施幹事殿から、水化学部会の部会報に「水について何か書け、それもシリーズで」 というご下命があったのを良い機会に、水に関連して面白いなと思ってきたことどもを、そこはかとなく書きつづってみようかと思いはじめました。同好の士がいらっしゃれば是非ご連絡下さい。せっかく与えて頂いたこの場を共用して話を進めるのもまた面白いのではないかと思います。

Ⅰ．はじめに

　筆者が初めて発電プラントの“水化学”という分野の仕事に携わるようになってから、既に35年近くも経ってしまいました。この間、水に関しては実にいろいろな経験をさせて頂きましたが、筆者が水化学の世界に入って間もなく気がついたことは、水ほど身近で、単純で、自然で、当たり前の物質は無いというそれまでの考えは大きな間違いで、水はかなり不思議な物質であり、その本質について良く理解されていない面が多々残されているということでした。その後、30年間ほどの水に関する研究の進展は目覚ましく、ミクロな分子レベルの挙動に始まって、極めてマクロな宇宙レベルの水の動きまで多くのことが分かってきましたが、残念なことに、社会一般における水に対する認識は、未だ35年前と大きく変わってはいないようです。とはいえ、筆者個人の認識も、水とはとにかく仲良く付きあっていかなければならないもの、という程度のものですが。
そこで、本稿では、タイトルを『“水”あれこれ 』としましたように、“水化学”以外の“水”に関することなら何でも取り上げて皆様と意見を交換しては如何かと考えておりまして、時には文学的な話題にまで話が及ぶことがあるかもしれません。先ずは、この地球の水の起源について考えてみることから始めたいと思います。この点は、筆者の子供の時からの疑問点の１つでしたので。（なお、以下の部分は、既に日本原子力学会誌に投稿した「軽水炉と水 － 水の常識・非常識」とかなりの部分で重複しています^1）。）

Ⅱ．地球の水の起源

　地球の表面積の７割は水で覆われていると言われています。まさに“水の惑星”です。ところが、この地球上の水の起源は如何にということになると、ほぼ正しいと思われる理論が定説となったのが、たかだかここ20数年のことにしかすぎません。これは、“地球起源”説、または“地中からの浸みだし”説とでも言うべきものです。これについて以下に少し詳しく述べますが、順序としてこれ以前にあった説にも触れたいです。それは、“水は天から貰い水”説 とでも言うべき説で、30数年前まではこちらの説の方がむしろ有力だったように思われるからです。

1. 水は天から貰い水説

　この説は、かなりの昔から直感的に唱えられていたようですが、 一時期、学会に圧倒的な影響力を持ったのは、ナチスのヒットラーの擁護を受けたオーストリア人のハンス・ヘルビガー(1860生)に よる説と言われています。ヘルビガーは、1913年に｢氷宇宙論｣なる大著を出版し、地球の水は、昔、地球の周りを回っていた3個 の氷で覆われた月から降り注いだものであるとしました²⁾。勿論、現在は“ヘルビガーのオカルト宇宙論”の悪口のもとに、科学的には一顧だにされなくなっています。
次に、日本人による説をご紹介します。1975年の2月に、「灼熱の氷惑星」（原書房）という220頁余りの単行本が出版されまし た³⁾。著者は、当時、電中研の理事待遇で経済研究所研究室長を務めておられた高橋実氏で、歴とした物理学者です。内容は、“地球の水は多すぎる”という漠とした感想を出発点として、その水の故郷を思考によって訪ねた結果、ある特異な構造と周期を持つ天体の存在を仮定せざるを得ないとしたものです。氏はこれに“天体Ｍ”（図1）と命名し、これこそが、地球上にある大部分の水の供給源であり、灼熱の水と氷でできた太陽系の１惑星であるとしました。この天体Ｍの存在は、単なる想像によるものではなく、氏の専門をベースとした、極めて厳密かつ詳細な宇宙物理学的な理論解析と、膨大な思考実験の結果予言されたところに奇妙に説得力があり、固い内容にも拘わらず当時のベストセラーになったと記憶しています。

2. 地中からの浸みだし説 (地球起源説)

　この説は、地球上のこの膨大な水は、すべて46億年前の地球形成時から十億年以上をかけて、火山活動に伴って大地の中から‘浸み出し’、それが徐々に蓄積したとするものです⁴⁾。まことに分かり易く、当たり前のように思えますが、これを実感として納得するためには、この大宇宙を構成する物質の中で、水は最もありふれた物質の一つであるということを、先ずは認識する必要があると思われます。
大宇宙を構成する元素で量の最も多いのは、勿論“水素”です。2番目がヘリウムで、“酸素”はなんと3番目を占め、水素の1／1,000も存在するようです。他の元素の存在量は、一般に原子量の増加とともに急激に減少し、重金属類に至っては宇宙的にはゴミのような存在でしかありません。この相対的に多量の酸素は、分子状の酸素(O2）としても安定に存在し得ますが、周囲に酸化されやすい物があると、より安定な酸化物に変化します。したがって宇宙的には大部分の酸素は水素の酸化物として、つまりは水(H2O)として存在することになります。その結果、星々をつくる原料となった岩石類の塊や屑が多量の水を含んでいて当然ですし、条件次第では、水だけで出来た星があっても不思議ではありません。身近なところでは、太陽系の外縁惑星である天王星、海王星、冥王星の3惑星は、コアの部分こそは他の惑星と同様に岩石でできているものの、体積の多くを占める所謂マントルの部分は水でできていると考えられています。
問題は、現在ほどの大量の水が地中から供給し得たかどうかということですが、この点については次のように説明されています。溶岩というものは、重量にしておよそ10％もの水を含みうるそうで、例えば、1 km3 の溶岩に含まれる水の体積は最大で0.3 km3 となります。この事から、現在の大陸性地殻の総体積を形成した溶岩からの水の放出量を計算しますと、現海洋の総体積の1.5倍もの水の量になります。つまり地球上の水は、貰い水ではなく身からでた錆ならぬ水というわけです。　　 　１.の仮説にくらべて、あまりにも当たり前の説のように思われますが、これとても一般に定着しつつあるという段階に過ぎず、何時かまた違った説が生まれないとも限りません。その時が楽しみです。

Ⅲ．水の七不思議

　水はこの世の中で最もありふれた物質であるとともに“液体の代表”と目されています。勿論、この“代表”という用語の定義にもよりますが、この表現は必ずしも正しいとはいえません。少なくとも科学的にみた水の性質（物性）の多くは、他の液体の物性から予測される値とはかなりかけ離れたものとなっています。つまり、安易に液体の代表とは言えない面をもっているわけです。むしろ、水は“不思議な液体”である、といった方が当たっているかもしれません。
この水が液体の代表とは言い難い性質の中から7つほどを選んで、筆者が勝手に“水の七不思議”と呼んでいるのですが、ここではその中から2つほどを選んで少し詳しく述べてみます。

1. 異常に高い沸点

　水が0 ℃ で凍り(融点または氷点)、100 ℃ で沸騰する(沸点)ことは誰でも知っています。これは水の凍る温度をゼロとし、その沸騰する温度との間を100等分する、という温度スケール（摂氏、℃）を“定義”したからそうなっただけで、理屈でも何でもなんでもありません。以下、この温度スケールで話を進めるとして、しからば水に似た他の物質（液体）が0 ℃ 近くで凍り、100 ℃ 近くで沸騰するかというと全くそうはなっていないのです。一般に、化学的に類似の化合物、或いは化学的な分子構造が似た化合物は、その物性（融点、沸点など）もかなり似かよっています。ところが水の場合にはこの原則から大きく逸脱しているのです。つまり、水は液体の代表とは言いにくいわけです。ではどの程度逸脱しているかを、元素の周期表を参考にして見てみましょう。

　周期表の中で、同じ族の中の元素は化学的な性質も似ているとされています。水の構成元素の酸素（O）は“16族”に属しますが、この族には他に、硫黄(S）、セレン(Se）、テルル(Te）などの元素が含まれます。これらの元素はすべて2個の水素原子(H）と結合して比較的安定な化合物(水素化物）を作ります。酸素の場合はOH2（またはH2O）、つまり水と言うことになります。これら４種の水素化物の沸点を分子量に対してプロットすると図2が得られます。水以外の化合物の沸点は分子量の増加とともに整然と増加していますが、これは分子量が増えるほど分子の熱運動エネルギーが増えることと関わっていると理解されます。水の沸点は、この関係を単に外挿しただけなら －70 ～ －80 ℃ 位であっても良さそうに見えます。事実はこれとは大違いで、外挿値よりも180 ℃ 近くも高い＋100℃で沸騰するわけです。水が如何に特異な物質であるかが分かります。
水のこの特異性が“水素結合”のためであることはさすがにかなりの昔に解明されています5)。つまり、水分子は通常は単独で動き回っているのではなく、複数の水分子が水素結合によってお互いに結びつき合い、見かけの平均分子量が極めて大きな塊（クラスター）となっているため、なかなか沸騰しにくいわけです。水を沸騰蒸発させるには、この水素結合を切るだけの熱エネルギーを与える必要があり、これがたまたま100 ℃ であったというわけです。
沸点以外の水の物性についてもその多くのものが同じく特異な値を示します。例えば、水の融点、密度、蒸発熱、粘度、その他諸々の物性が、全てとは言わないまでも大なり小なり水素結合に起因した特異な値を示します。

2.“すきま”の水の不思議

　私どもの身の回りには、いろいろな“すきま”が存在します。この“すきま”の中に入った水は、普通の容器に入れた水とはかなり違った性質を示します。例えば純水よりも蒸発しにくく、また粘度も大きくなっています。最も顕著な違いは、凍りにくさに見られます。図3に、2枚のガラス板で作ったすきまの中の水の氷点を示します。図のカーブから、2枚のガラス板間の距離、言い換えれば、“すきま”の幅が大きくなって数mmを越えると、普通の水のように0 ℃ で凍るようになりますが、逆にこの幅が狭くなるほど、中の水は凍りにくくなることが分かります。“すきま”が0.001mmになると、中の水は －100 ℃ というものすごい低温でも凍りません。これは、ガラス面に接している、或いは近傍の水分子の熱運動が、ガラス面との吸着力によって遅くなるためと思われます。
“すきま”の水に関してはさらに不思議な現象が観測されています。2枚の平らな板を水の中でぴったり合わせると、板を合わせ面に対して垂直に引き離すためには、相当大きな力を必要とすることは誰でも経験的に知っています。この2枚の板を引き剥がすために必要な力は“分離圧”と名付けられていますが、これは“すきま”に入った水の特異な性質に起因するものです。

　ペシェルら⁶⁾ は極めて平滑な２枚の石英板の間を純水で満たしたときの分離圧の温度依存性を測定しました。図4は石英板の間隔が50 nmのときの測定結果ですが、ここで注目すべき特徴は、ちょうど15 ℃ おきに、それぞれ15 ℃，30 ℃，45 ℃，60 ℃ 付近で分離圧が極大値を示していることです。この原因は，水の構造変化によるものと考えられていますが、何故このように著しい変化を示すのか、ということの明快な説明は未だなされてはいません。
明快な説明が無いとはいえ、この分離圧の温度変化が、実は、生命活動に深く関わっているらしいことが、誠に興味深い点であります。つまり、分離圧の極大値をもたらす上記の４つの温度は、生物にとっては好ましくない温度であり、これらの温度の前後で生理現象が不連続に変化することが知られているからです。例えば、人は体温が30 ℃ を切ると意識を失ってしまい、さらに27 ℃ まで下がると凍死してしまいますし、逆に、体温が45℃まで上昇するとやはり死んでしまいます。哺乳類は進化の過程で、生存するための最適温度として30℃と45℃の中間の36～38℃を選んだものと思われます。また、細菌類の多くは60 ℃ で死滅します。低温殺菌の温度が60 ℃ に設定されている所以です。生物は無数の細胞から出来ており、狭い“すきま”がたくさんあります。生命現象は“すきま”の水の特異性と深く関わっていると言えそうです。

Ⅳ．おわりに

　水は軽水炉にとって最も重要な材料の一つではありますが、それ以前に、地球上の生きとし生けるものにとって、欠くべからざる存在であることは言うまでもありません。当然、水に関わる話題が尽きると言うことはありませんが、このところ、あまり芳しくないものも含めて特に話題が豊富になってきているように思われます。水道水の水質悪化、いわゆる活性水商品の氾濫、酸性雨の問題、地球の温暖化、同じく砂漠化、海水の淡水化、海水資源の利用、海洋深層水の利用、超臨界水の利用、等々数えあげればきりがありません。今ほど従来にも増して水に対するより深い洞察と認識が必要とされているときはないと考えます。

－　参考文献　－
1)　長尾博之， 軽水炉と水 － 水の常識・非常識， 日本原子力学会誌，Vol. 45, No. 3, 179～183 (2003)
2)　ジョスリン・ゴドウィン著，松田和也訳，北極の神秘主義，工作舎，（1995.9）
3)　高橋 実，灼熱の氷惑星，原書房，（1975.2）
4)　松井孝典，水惑星はなぜ生まれたか－宇宙論的地球観とは何か，講談社ブルーバックスB-689，(1986)
5)　Linux Pauling著，小泉正雄訳，化学結合論，共立出版，412（1962）
6)　G. Peschel and K. H. Adlfinger, Z. Naturforsch., 26a, 707-715 (1971)

材料から見た水化学

　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　東北大学大学院工学研究科
附属エネルギー安全科学国際研究センター
客員教授　国谷治郎

1. はじめに

　BWRメーカーの研究所を定年退職後、原子力安全・保安院の高経年化対策強化基盤整備事業に関与させて頂き、現在に至るまで構造材料の応力腐食割れ研究一筋の研究生活を過ごして参りましたので、材料から見た水化学と言いましてもかなり限定的かつ取りとめのないお話になりますことを最初にお断りしご容赦いただきたい。

2. 主役はどちら

　BWR再循環系304鋼配管溶接部の粒界型応力腐食割れ防止技術の開発はご承知のように国を挙げての大命題であった。応力腐食割れは読んで字の如し応力と環境とそれに材料があって起こる現象であるので、防止技術の開発はそれぞれの要因を排除する方向でそれぞれの分野で進められた。材料の視点からは当然のこととして応力腐食割れを起こさない、あるいは耐性の高い耐応力腐食割れ材料の開発が進められた。304鋼に代わる材料を開発するということで代替材開発と云われた。
代替材料の開発と選定に当たって、材料屋が採用した環境条件はいわゆる加速環境である。材料には出来るだけ実機に使用されている部材と同等の条件を与え、応力と環境条件は出来るだけ加速させる。すなわち、このような実機では考えられない厳しい加速環境下においてもこのBという材料の応力腐食割れに対する耐性はAに比較して格段である、ということをもってB材料を開発したとした。この考え方は材料屋の視点で至極当然であると思われた。試験環境としての水質条件は水化学といった何かきめ細かな崇高さはなく、考えられる範囲で加速条件であれば良いとの認識であった。
やみくもに加速条件としての水質条件を決めたわけではなく、材料屋であってもその点は大切なところであるので、それなりの基礎実験を積み上げて条件決めをしていった、と言いたいところであるが、まずこの分野の研究において先行していたGE社が採用していた溶存酸素量を目一杯入れる条件を採用した、というのが実態であった。しかし、304鋼の粒界型応力腐食割れ感受性は溶存酸素量が大きくなるほど間違いなく大きくなったので、この選定は正しかったと思われる。
応力腐食割れ試験はご承知のようにオートクレーブの中に試験片を入れて高温高圧水を循環させながら応力を負荷させて行われる。当初は静置式オートクレーブといって循環ループを持たない単にオートクレーブのみの試験装置が用いられた。これでは、環境条件としての水質条件を試験中一定に保持することは出来ないことや、実機環境を模擬出来ないという理由で主流は循環式になった。水質条件として腐食電位、導電率、硫酸イオン濃度等々が厳しい制御項目となったのは材料研究の歴史から見ると最近のことである。
実験条件としての水質条件を加速させた環境下で開発された原子力用316鋼等が使用された炉心シュラウドや配管に応力腐食割れが発生したのは周知のことである。それでは、開発当時採用された実験条件で材料条件及び水質条件のどちらに問題があったのであろうか。その後の多くの研究によってそれは両者にあった、すなわち材料条件として冷間加工や強研削が考慮されていなかったこと、水質条件として隙間環境が考慮されていなかったことが実験室的には応力腐食割れが起きなかったのに実機で起きた主たる原因であることが明らかにされたわけである。
材料屋は、応力腐食割れにおける主役は材料であり水化学は脇役であると捉える傾向にあり、水化学屋はその逆の傾向があるのではないだろうか。（そう思うのは筆者だけかも知れない）応力腐食割れに対しては両者とも主役である、という思いは最近特に強く、両分野の研究者のコラボレーションは今後益々重要であると思う次第である。

3. 研究の継続性について

　水化学ロードマップの諸課題とその相互関係（平成20年6月2日）によると、構造材料の高信頼化の応力腐食割れ(SCC)の抑制の課題として以下が記載されている。 ・SCC機構の解明（酸化種・影響、酸化皮膜の影響、放射線照射の影響）・ラジオリシスモデル・その場計測技術・SCC環境緩和技術の開発・検証・標準化・照射試験設備の整備。いずれも重要な課題であるが、いずれも今に始まった課題ではなくもう30年以上も前から言われ続けている課題に思われる。材料にも同じことが言えて箇条書きされる重要課題は30年前と変わらないように見える。基本となるところの大命題は変わらないが、その中身は新しい知見が積み上げられ、らせん階段の如く変わって来ているはずである。すなわち、研究の継続性が大変重要であると思われる。
筆者が現在携わっている原子力安全・保安院の高経年化対策強化基盤整備事業においても応力腐食割れは最重要課題の一つであり、水化学の視点からの研究も鋭意行われている。問題提起の捉え方について一言。平成19年度の成果報告に使われた資料から引用させて頂くと以下のようである。（少し長くて恐縮）
「近年の応力腐食割れに関する新たな知見によると、実機において応力腐食割れの発生進展に影響を与えていると考えられる要因で、まだ十分な検討が進んでいないために、現在の応力腐食割れ評価には取り入れられていない因子がある。たとえば、放射線分解水質や照射速度などの因子が応力腐食割れ挙動に与える影響は、従来ほとんど研究が行われていない。一方、高経年化対応ロードマップおよび水化学ロードマップの見直しまたは策定が行われている。そこにおいては、上記の現在の応力腐食割れ評価に取り入れられていない重要因子とその検討の必要性が明確に示されている。従って、放射線分解水質および照射速度が応力腐食割れ挙動に与える影響について評価することが必要である。」という主旨が述べられている。放射線分解水質がSCC挙動に与える影響は従来ほとんど研究が行われていない、ということはなくて、材料屋から見ると過去において系統的な研究が行われ、その成果は過酸化水素、ガンマ線の影響も含めてCorrosion J’l、NACE (1997)に報告^1),2)されていると認識している。過酸化水素の影響に関してもいくつかの論文^3),4)がある。研究の継続性を考慮し、それらの結果を踏まえた研究が展開されることを期待したい。

4. 応力腐食割れ機構解明のためのロードマップ策定の必要性

　科学的合理性を持って現象を説明することが強く求められている。このための唯一の近道はやはり機構の解明であると思う。水化学ロードマップにおいて構造材料の高信頼化の応力腐食割れの抑制の課題としてまず応力腐食割れ機構の解明が謳われており、また高経年化対応技術戦略マップ2008においても応力腐食割れ機構解明は重要課題と位置付けられている。機構解明のために必要な研究内容とその年度展開を明確にしていくこと、すなわち応力腐食割れ機構基盤研究ロードマップを材料屋及び水化学屋が協調して策定していくことが肝要と考える。
庄子⁵⁾は、応力腐食割れ機構解明に向けた基盤研究ロードマップを策定することが焦眉の急であることを指摘し、固相酸化機構を柱とした研究計画を策定することを提案した。BWR環境中で起こる構造材料の応力腐食割れ機構に関してはいくつかのモデルが提案されているが、最近はすべり酸化、固相酸化といった酸化モデルが主流で金属が溶解するとしたすべり溶解モデルは分が悪い、というかもう認められていないようでさえある。固相酸化機構は酸化皮膜自体の劣化を考えるもので、酸化皮膜が割れることを必要としないモデルである。
研究の進め方として一つのモデルを持ってそれを実証する実験観察を行っていく方法とまず実験観察を行ってからモデルを導くのと両方の仕方があるが、前者の進め方が最終ゴールへの近道と思われる。すなわち、実験観察の結果そのモデルが違った場合はそれを踏まえてモデルを修正しまた実験観察する、という進め方が結果的に効率的と思われる。現在いくつかの機構モデルが提案されているが、まず固相酸化機構を柱として応力腐食割れ機構解明のための基盤研究ロードマップを材料屋及び水化学屋が協調して策定していくことが今必要なことではないかと思う次第である。
材料には低炭素系オーステナイトステンレス鋼、ニッケル基合金、炭素鋼、低合金鋼があり、割れ形態には粒界型応力腐食割れ、粒内型応力腐食割れがあり、慣用的な応力腐食割れ呼称としてIGSCC、IASCC、NiSCC、PWSCC、TGSCCがある。それに水化学としてBWR、PWRがあり、BWRにはHWCもある。それぞれに機構があるのか統一的な機構があるのか。美的感覚からすると統一的機構の存在を期待したい。

5. おわりに

　本部会報に執筆の機会を与えて下さった日立GEニュークリアエナジー（株）日立事業所原子力サービス部 布施元正様に感謝いたします。

         参考文献

1)　E. Kikuchi, et al : Corrosion, Vol.53, No.4, 306(1997)
2)　N. Saito, et al : Corrosion, Vol.53, No.7, 537(1997)
3)　K. NAKATA, et al : Proc. 5th Int. Symp. on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power System － Water Reactor, p.995(1992)
4)　H. ANZAI, et al : Corrosion Science, Vol. 36, No.7, pp. 1201-1211(1994)
5)　T. Shoji : Research Activities of Stress Corrosion Cracking Session, ISaG2008 The University of Tokyo, Tokyo, Japan, 7.24-25, 2008

水化学技術の標準化

　　　　　　　　　　　　　　　　　（財）電力中央研究所　材料科学研究所　平野秀朗

1. はじめに

　我が国においては、昭和45年に軽水炉の商業運転が開始されて以来、平成20年3月現在55基（沸騰水型軽水炉32基、加圧水型軽水炉23基）の軽水炉が運転されており、その発電量は全発電量の約35%以上を占めている。軽水炉発電は、我が国の発電のベースロードとしてエネルギー供給の柱となり続けるものと考えられる。
軽水炉発電の運転に必要な水化学管理は、プラントの運転経験や技術の進歩を反映して様々な改良が加えられ、これまでプラント構成材料の腐食抑制、燃料健全性の維持、線量率低減等の面において多くの成果を挙げてきた。
原子力発電所が我が国で営業運運転を開始してから40年以上になる。原子力発電技術において、原子炉安全確保のため核物理、核燃料、原子炉制御、保健物理などは重要性が大きいとしてその必要性を改めて論じる人はいないが、設備の健全性の鍵を握っているにも係わらず「水化学」については、残念ながらその重要性が必ずしも関係者の間でも十分浸透しているとはいえない。
しかし、近年、水化学の様々な技術オプションが登場し、複雑・多様化している。このため、水化学管理について体系・統一的に整理し、水質管理の設定根拠を明確にするべしとの認識が高まった。このような背景のもと、電力中央研究所、電気事業および日本原子力学会・旧「水化学標準」研究専門委員会は、水化学管理の体系化に係わる研究活動を推進してきた。その後、JEAC4111「原子力発電所における安全のための品質保証規定」が制定され 、水化学管理に対しても品質保証が求められるようになり、化学分析方法、化学管理品質保証の体系化も進めることとなった。

2. 水化学管理の体系化

2-1.火力発電所における水化学管理

　火力発電所のボイラの給水及びボイラ水の水質は、ボイラの経済的運転及び安全上の重要な管理項目であり、JIS B 8223　「ボイラの給水及びボイラ水の水質」が1961年に制定され、その後、1969年、1977年、 1989年、1999年、2006年に改正された。JIS B 8223の制定と合わせ、ボイラの給水、ボイラ水及び蒸気の試験方法について規定したJIS B 8224　「ボイラの給水及びボイラ水－試験方法」が、1961年に制定され、その後 1969年、1986年、2005年に改正された。国内の火力発電所のボイラの給水及びボイラ水の水質の水質管理は、JIS B8223とB8224に基づいて実施されている。

2-2.軽水炉水化学管理の体系化への取組み

2-2-1. 軽水炉の水化学の運用・管理の体系化
火力のJIS B 8223　「ボイラの給水及びボイラ水の水質」に対応するものとしてBWRでは、BWR水化学管理書、一方、PWRでは、PWR一次系およびPWR二次系水化学管理書が挙げられる。
1)BWR水化学運用管理
BWRプラントの水化学管理は、主に以下の４項目を目的として実施されている。
・構成材料の健全性の確保
・燃料被覆管健全性の確保
・従事者被ばくの低減
・放射性廃棄物発生量の低減
近年は、プラント高経年化に対する予防保全の観点から応力腐食割れ（SCC）抑制対策のため、腐食電位を低減する技術として水素注入や、それと併用した貴金属注入などの技術オプションとして、プラントニーズにより採用されている。
BWR水化学管理書では，出力運転時および起動・停止時の水化学管理について，上記の目的を達成するための管理手法などを体系的に取り纏めた。
なお、BWR水素注入運用管理については、その詳細を別途記す必要があり、BWR水素注入管理書として取り纏められる予定である。
2)PWR一次系水化学運用管理
PWR一次系水化学管理は、主に以下の３項目を目的として実施されている。
・一次系構成材料の腐食抑制による健全性確保
・燃料被覆管の腐食抑制による健全性確保
・放射能の発生源・沈着抑制による被ばく低減
PWR一次冷却材系統は，原子炉容器（燃料集合体），蒸気発生器，一次冷却材ポンプおよびこれら主要機器を接続する一次冷却材配管で構成されている。出力運転中の系統に放射能の生成源となる炉心を含んでいることから，定期検査時の作業者の被ばく線量に留意する必要がある。PWR一次系水化学管理書では，出力運転時および起動・停止時の水化学管理について，上記の目的を達成するための管理手法などを体系的に取り纏めた。
3)PWR二次系水化学運用管理
PWR二次系では、蒸気発生器二次側で起こる沸騰及び蒸発に伴う不純物の局所的な濃縮による蒸気発生器伝熱管損傷の防止あるいは抑制することを中心とし、系統構成機器の腐食抑制とあわせて機器の健全性を確保することを目的としている。
・蒸気発生器の腐食抑制による健全性確保
・二次系構成機器の腐食抑制による健全性確保
PWR二次系水化学管理書では，出力運転時および起動・停止時の水化学管理について，上記の目的を達成するための管理手法などを体系的に取り纏めた。

2-2-2. 軽水炉の化学分析の体系化
水化学管理の基本となる化学種の分析値は、水試料の分析・計測によって求められるものであり、その分析・計測法は、得られた数値が広く信頼されるように広く一般に認知された方法が望ましい。火力のJIS B 8224「ボイラの給水及びボイラ水－試験方法」に対応するものとしてBWRでは、BWR化学分析標準法、一方、PWRでは、PWR化学分析標準法が挙げられる。
1)ＰＷＲ化学分析方法
ＰＷＲでは、JISに規定されていない、ほう素、放射性よう素、溶存水素、リチウム、トリチウム、全α放射能、全β(γ)放射能、γ線放出核種、放射性ストロンチウム等の１６の分析項目に関し標準分析法を作成する必要が有る。
2)BWR化学分析方法
BWRでは、ＰＷＲ化学分析方を参考に、JISに規定されていない、溶存水素、ほう素、過酸化水素、全α放射能、全β（γ）放射能、γ線放出核種、放射性ストロンチウム、トリチウム、放射性よう素および放射性希ガスに関する分析法を作成する。

2-2-3. 軽水炉の化学管理品質保証の体系化
原子力発電プラントの運転管理を実施している各事業者は、安全、安定運転を目的としたプラント運転に関する諸規則による法令要求事項、ならびに品質保証上の要求事項に基づき水化学管理を実施している。
法令要求事項の監視項目については、電気事業全体で検討を行っている。しかし、具体的な運用となる試料の採取頻度、採取方法、採取箇所などは各事業者に委ねられている。前述したように、JEAC4111「原子力発電所における安全のための品質保証規定」が制定され 、炉規則第７条「記録」においては「品質保証計画に関しての文章及び品質保証計画に従った計画、実施、評価及び改善状況の記録」が要求されている。

2-2-4. 軽水炉水化学管理の体系化の全体像
上述したように、軽水炉の水化学管理に関しては、BWRおよびPWRそれぞれについて、「水化学運用管理」、「分析方法」および「化学管理品質保証」があり、軽水炉水化学管理の全体の体系化像を図１に示す。

図１．軽水炉水化学管理の体系化の全体像

3. 日本原子力学会 標準委員会 水化学管理分科会の設立と活動

　上述したように、電力中央研究所、電気事業および旧「水化学標準」研究専門委員会における水化学管理の体系化の取組み、並びに原子力発電所の水化学管理についても広く国民の理解や信頼を得る必要があるとの社会的動向が高まっている。これを受け、学識経験者、電気事業者、プラントメーカ等の関係者が中心となり、水化学管理および化学分析に係わる学会標準を制定することを目的して、日本原子力学会標準委員会に水化学管理分科会の設立を提案し、2007年11月16日に承認された。

3-1.標準原案作成の実施体制

水化学管理分科会では、「化学分析標準」と「水化学管理指針」を作成することを計画している。本分科会およびその下に設置する（仮称）ＰＷＲおよびＢＷＲ作業会において、原案を作成し、標準委員会に諮ることにより、化学分析標準法、ＢＷＲおよびＰＷＲ水化学管理指針を策定することを計画している。「水化学管理指針」は日本原子力学会の標準として、「化学分析標準」はＪＩＳとして広く一般に公開することを予定している。標準作成の実施体制を図２に示す。

図２．標準原案作成・審議・制定までの体制

3-2.標準作成に係わる当面のスケジュール

　水化学管理分科会では、ＰＷＲ化学分析標準法の策定を優先し実施しており、その後順次、ＢＷＲ水化学管理指針、ＰＷＲ一次系水化学管理指針、ＰＷＲ二次系水化学管理指針およびＢＷＲ化学分析標準法を作成する計画である。水化学管理分科会の標準作成に係わるスケジュール（案）を図３に示す。

図３．水化学管理分科会の標準作成に係わるスケジュール（案）

　ＰＷＲ化学分析標準の作成では、（その１）として、「分析共通事項」および「ほう素分析」を、（その２）として、溶存水素、全α放射能、全β（γ）放射能、γ線放出核種、放射性ストロンチウム、トリチウム、放射性よう素および放射性希ガスに関する分析法を、（その３）として、放射性バリウム、放射性セシウム、クロム酸イオン、リチウム、過酸化水素、モノエタノールアミン、グリコール酸を順次作成する予定。

4. 今後の課題

　軽水炉の水化学標準の策定を進める上での今後の課題として、以下の項目が挙げられる。
1) 水化学管理分科会の下の標準作業会は、BWRおよびPWR一次系と二次系の水化学管理指針、並びにBWRとPWR分析化学管理標準法と多岐に亘る分野の標準を作成することになる。また、標準作成の過程においては、水質管理指針における管理値の設定および幾つかの化学分析方法等に関しては、ＢＷＲとＰＷＲとの間で整合・調整を取る必要がある。このため、作業会の体制を整備・強化する必要がある。
2) BWR水素注入標準に関しては、SCCのき裂進展速度抑制の観点から関連の深い機械学会の標準とするのか、また、化学管理品質保証の取扱い等について業界標準とするのか学会標準とするのか検討する必要がある。
3) 水化学標準は、制定後も常に新しい技術・情報を適宜取り込み、定期的に改正して行く必要があり、本分野における人材の育成と技術継承も重要な課題である。

5. まとめ

1) 近年、水化学の様々な技術オプションが登場し、複雑・多様化している。このため、水化学管理について体系・統一的に整理し、水質管理の設定根拠を明確にするべきとの認識が高まった。このような背景のもと、電力中央研究所、電気事業者および日本原子力学会・旧「水化学標準」研究専門委員会等が中心となり、水化学の体系化に係わる先駆的な取組みがなされてきた。
2) 日本原子力学会・標準委員会の下に水化学管理分科会が設置され、原子力発電所の水化学管理の標準を策定することとなった。同分科会の当面のスケジュールとして、PWR化学分析標準法の策定を優先し、その後、順次、BWR水化学管理指針、ＰＷＲ一次系及び二次系水化学管理指針、BWR化学分析標準法を策定していく計画である。
3) 今後の課題として、標準策定に当たる水化学管理分科会の作業会の体制の整備・強化、および本分野における人材の育成と技術継承が挙げられる。