＿ステンレス鋼やニッケル基合金等軽水炉構造材料の応力腐食割れ（SCC）は、圧力バウンダリーや炉内構造材の健全性を損なうことでLOCA等のプラントの安全性につながる可能性がある安全上重要な経年劣化事象の一つであり、プラントの安全運転を阻害するトラブルの一つの原因となってきた。SCCは、材料・応力・環境の各因子が重畳した場合に発生・進展すると言われており、プラントを安全に長期間使うためには、設計・建設段階における材料選択、製作・施工方法と、運転開始後における検査・補修・取替を適切に行うとともに、長期にわたる運転期間中のSCC環境（SCCの発生と亀裂が進展する水質環境）を緩和し、構造材料の健全性を維持する期間を延伸することが重要である。すなわち、SCCの発生と亀裂の進展を抑制するための水質管理は、プラントの安全性を維持するための深層防護におけるレベル1に該当し、水質環境がSCC抑制に有効な範囲を逸脱した場合の対応はレベル2に該当する。一方、設計基準事故やシビアアクシデントが発生した場合の機器や構造材の健全性に関しては比較的短期間の課題であり、SCCの抑制がほとんど寄与しないと考えられるため、SCCの抑制対策はレベル3やレベル4の対象とはならない。
＿また、SCC環境の緩和は、プラント維持管理（検査･補修･取替）のさらなる適切化に貢献できる可能性があり、これらを通じて原子力発電の安全性と公益性を同時に高めていくことが重要である。
＿さらに、今後、我が国においても適用が予想される燃料高度化（高燃焼度化、長期運転サイクル）や出力向上等により、構造材料のSCC環境が受ける変化を先取り（予測・評価）し、悪影響の可能性が予測される場合には、それを回避・低減することも、SCC環境緩和の重要な役割である。
＿一方、軽水炉は、同じ水が様々な温度条件、照射条件、沸騰・流動条件下で、構造材料や燃料被覆管等の金属材料と接しながら循環しているシステムであり、特定の部位や構造材料のSCC環境緩和を行う際には、その有効性評価とともに、プラントに及ぼす影響を予測・評価することが重要である。
＿このSCC環境緩和に関する現状、研究方針と課題、及び、産官学の役割分担について以下に述べる。
（A）現状分析
＜沸騰水型軽水炉（BWR）＞
＿原子炉で発生させた蒸気で直接タービンを駆動するBWRでは、主に炉心で生成した放射線分解生成物の大部分が、酸素及び水素ガスとして主蒸気に移行する。この結果、BWR原子炉水中には、数百ppb前後の酸化種が残存する。ステンレス鋼やニッケル基合金のSCC環境はこの酸化種によって支配されている。
＿この他のSCCの主要環境因子として、系外から持ち込まれるイオン不純物（特にアニオン）がある。イオン不純物のうち、SCCへの影響の大きいとされる塩化物イオンと硫酸イオンを中心として、近年、管理の強化が図られており現状は問題のあるレベルにはないと考えられる。従って、ここでは酸化種抑制の取り組みを中心に現状を分析する。
(1) 炉内SCC環境評価手法の開発、高度化・標準化
＿従来の試料採取系を用いた分析では、酸化種として酸素のみしか検出されなかったため、主要SCC環境因子は酸素と考えられていたが、実際には、高温で分解しやすい過酸化水素の影響が大きいことがわかってきた。放射線分解生成物の蒸気相への移行、これら相互の反応による生成消滅、材料表面への拡散速度等により、炉内におけるこれら酸化種の濃度分布、すなわち、SCC環境は一様ではない。
＿一方、酸化種のSCCへの影響度合いを示す指標として、現在広く用いられているのが、電気化学的腐食電位（Electrochemical Corrosion Potential : ECP）である。ECPは酸化種によって金属から奪われる電子の流れと電位の関係（カソード分極曲線）と、金属から腐食によって放出される金属イオンの流れと電位の関係（アノード分極曲線）の交点として定義され、まさに、腐食が生じている時点で金属が示す電位であり、SCCの発生や進展と密接に関係している。また、高温でのその場測定が可能なセンサーも開発・実用化されているが、その耐久性や精度の検証法は確立されていない。また、実機ではECPを直接計測できる場所は限られている。このため、直接計測が困難な部位については、放射線分解をシミュレートするラジオリシスモデルと、それによって算出された酸化種の濃度と流動による拡散並びに金属材料との相互作用からECPを算出するECPモデルを併用して、SCC環境を推定する評価技術も開発・実用化されている。今後の燃料高度化や出力向上においては、水の放射線分解挙動、すなわち、SCC環境は、必然的に変化すると考えられるので、その影響を予め評価しておくためにも、これらのモデル評価技術は重要である。
(2) SCC環境緩和技術の開発・高度化
＿国内BWRでは1990年代半ば以降、高経年プラントを中心に、SCC環境緩和策として、通常運転時に給水からの水素注入を行っている。水素注入は、給水から原子炉内に注入した水素を酸素や過酸化水素と反応させ水に戻すことで、SCC環境を緩和する技術であるが、その効果は部位によって異なる。特に、原子炉上部では、水素がボイドに移行してしまうため、水素注入の効果が期待できない。また、水素を一定濃度（炉心入口濃度0.4ppm）以上注入すると、注入量に応じて、水分子中にある酸素16Oが中性子と反応して生じる16Nの主蒸気系への移行量が増加し、主蒸気配管の線量率が上昇してしまう。これが水素注入のSCC環境緩和効果とトレードオフになる。
＿従来は、通常運転時のみを対象として水素注入を行ってきたが、プラント起動時には、放射線分解生成物の主蒸気への移行が少なく、温度も低いため、冷却材中の酸化種濃度が通常運転中より高くなる。 また、プラント停止中の開放点検･補修等により持ち込まれる不純物イオンも通常運転時より高いレベルになりやすい。さらに、熱応力等により構造材料に動的なひずみが加わる等、SCC発生抑制の観点から環境改善の余地がある。
＿上記の諸問題を改善するため、1990年代後半には、主蒸気系線量率が上昇しない範囲の水素注入量でSCC環境緩和効果を高める貴金属処理（NMCA）が開発され、2000年代後半には運転中貴金属注入技術（OLNC）へと進化し、現在では米国を中心に幅広く実機に適用されている。また、国内ではプラント起動時のSCC発生抑制を目的とした起動時水素注入、水素を必要としない新たなSCC緩和を目指すTiO2処理等の技術開発が進められ、一部実機に適用されている。
(3) SCC発生進展に及ぼす環境因子の影響に関するデータ整備・高精度化
＿亀裂進展を十分な精度で予測するために必要なSCCの進展に関するデータが不足している。また、特定のHWC環境でニッケル基合金のSCC発生が加速する可能性が示唆される試験データが得られており、追加データの取得が進められている。
(4) データや評価技術の検証、規制基準の整備
＿BWRの維持規格にはHWC環境下での亀裂進展線図があるが、HWCの効果の判断クライテリアが基準化されていない。
(5) SCCメカニズム解明
＿SCC発生・進展の詳細メカニズムは解明されていない。亀裂内水質がSCCに及ぼす影響、長時間環境暴露による組織変化、材料環境界面の酸化物特性、結晶粒界での特異な酸化、酸化の局在化や加速現象、粒界でのキャビティ生成、水素の影響機構等、様々なSCC（IGSCC、 IASCC等）に対する現象についての知見拡充が必要である。
<加圧水型軽水炉（PWR）>
＿PWR一次系は放射線分解による酸化種の抑制を目的として、25～35cc-STP/kg・H2Oの溶存水素を添加することで低電位条件に維持されている。そのため、BWRで報告されているような高電位条件でのSCCは、過去に一部の酸素滞留部で報告例が有るものの、現在は対策が講じられ発生の可能性は低いと考えられている。一方、600合金については低電位条件でも一次冷却材応力腐食割れ（PWSCC）を生じさせることが知られており、690合金への材料変更が進められた。しかし、一部のプラントには蒸気発生器や下部計装筒に600合金が使用されているため、環境緩和の可能性が模索されている。
＿また、一次冷却材のpH調整剤としてリチウム（Li）の同位体を濃縮した高価な7Li を使用しているが、近年7Liの調達性が不安定になっているとともに、その価格高騰に伴って発電コストが増加している。このため国外においては、EPRIが中心となり7Liの代替剤として同位体を濃縮する必要のない天然カリウム（K）の適用について2016年から本格的に検討が開始され、2021年頃に実プラントでの試運用が計画されている。Kは7Liより安価なだけでなく、 Liよりも材料の腐食性が低いといわれており、PWSCC発生環境の緩和や、従来のホウ酸リチウムバンド管理幅よりもさらにpHを高める運用を行うことで被ばく線源強度の低減にも繋がる可能性が指摘されていることから、国内においてもその適用に向けた機運が高まりつつある。
(1) SCC環境緩和技術の開発・高度化
① PWSCC環境緩和のための溶存水素濃度最適化
＿一次系模擬環境下における600合金のPWSCC進展速度は、国内の溶存水素濃度管理幅近傍で極大値を示すことが報告されている。そのため、溶存水素濃度を最適化することが議論されており、米国では高溶存水素に移行するプラントが増加している。一方、亀裂発生の観点で行われた試験では、低溶存水素濃度の方がPWSCC発生を抑制することを示す知見が報告されている。
＿溶存水素濃度の低減に際しては、一次冷却材の放射線分解により生成する酸化種の増大及びその影響が懸念されるが、現在の溶存水素濃度管理幅（25～35cc-STP/kg・H2O）は、50年以上も前の常温の実験に基づいて、一次冷却材の放射線分解を抑制する観点から設定されたもので、最新のラジオリシスモデル解析及び照射試験炉を用いた高温ループ試験の結果から、高温下ではかなり過剰（1桁程度）となっており、数cc-STP/kg・H2O程度までの低減では問題ないとの結果が得られている。仏では実プラントで溶存水素を3cc-STP/kg程度まで低下させ、酸化種の増加がなかったことが報告されている。また、国内でも炉心近傍にECPセンサーを設置し、15cc-STP/kg・H2O程度まで溶存水素を低下させ、放射線分解による酸化種生成が見られなかったことが報告されている。＿
＿一次冷却材の溶存水素濃度の最適化はPWSCC環境緩和技術として大きな可能性を秘めているが、PWSCC緩和のみならず、燃料被覆管の腐食･水素化挙動、腐食生成物の移行･放射化挙動にも影響する可能性があり、その適用に際しては、材料・燃料・水化学の分野横断的な協力の下、広範囲かつ詳細な調査・研究とフォローが必要と考えられる。
② 高濃度亜鉛注入
＿米国では、ニッケル基合金の表面酸化皮膜の改良により、PWSCC発生を抑制するため、高濃度（一次冷却材中濃度30ppb以上）での亜鉛注入が既に数プラントで実施されており、SG伝熱管ECT結果の統計解析からその有効性が示されたとする報告が出ている。一方、燃料高度化や出力向上において、注入した亜鉛が燃料表面に付着し、燃料被覆管・部材の腐食・水素化や、CIPS(crud induced power shift)を加速するのではないかとの懸念も表明されており、十分な検討が必要と考えられる。
③ 天然カリウムの適用性検討
＿Kはロシア型PWRであるVVERでの実績があり、また材料の腐食性は一般にLiよりも低いと言われているため、PWSCCに対してはより安全側に働くものと考えられる。一方で、VVERと国内PWRの基本構成は同じであるものの、材料の完全な互換性がなく、また亜鉛注入の有無や温度条件も異なることから、国内PWRへの導入にあたっては十分な検討が必要である。
(2) SCC発生進展に及ぼす環境因子の影響に関するデータ整備・高精度化
＿亜鉛注入やホウ酸リチウムバンド管理、分散剤等、SCC発生・進展への影響因子についてのデータ拡充が必要と考えられるとともに、690合金等対策材のSCC発生挙動についても知見が不足している。さらに、KとZnとの相互作用やニッケル基合金のPWSCCへの影響に関する知見も十分ではない。
(3) SCCメカニズム解明
＿SCC発生・進展の詳細メカニズムは解明されていない。亀裂内水質がSCCに及ぼす影響、長時間環境暴露による組織変化、材料環境界面の酸化物特性、結晶粒界での特異な酸化、酸化の局在化や加速現象、粒界でのキャビティ生成、水素の影響機構等、様々なSCC（PWSCC、 ODSCC、 IASCC等）に対する現象についての知見拡充が必要である。
(B) 研究方針と実施にあたっての問題点
＿前述のように、SCC環境緩和はプラントの安全性確保・公益性向上に大きく貢献できるポテンシャルを有している。しかし、現状は、その有効性が広く認知されるに至っておらず、また、プラント維持管理（点検･補修・取替）とのリンクも不十分である。
＿日本機械学会の「発電用原子力設備規格 維持規格」には、既に、環境緩和の効果を取り入れたSCC進展線図が示されているが、実プラントではこれに基づく維持管理の合理化には至っておらず、早期にその実現を図ることが必要である。特に、予防保全としてのSCC環境緩和の効果を考慮した設備の点検・補修・取替の方法を、関連分野との協力の下、ガイドラインとして整備する必要がある。
＿また、今後、新検査制度における保全活動、あるいは、評価指標としての活用の観点からも、SCC環境緩和の検討を深めて行く必要がある。
＿このためには、以下に示す水化学技術の開発や高度化、ならびに、検証と標準化が必要と考えられる。
(1) 炉内SCC環境評価手法の開発、高度化・標準化
＿軽水炉内でSCC環境は均一ではないため、着目する部位のSCC環境を直接計測する技術を耐久性・精度の観点から高度化する。また、実機ではSCC環境を計測できる場所は限られているので、これを補うSCC環境を評価する技術を高度化する。さらに、SCC環境緩和効果をプラントの維持管理に取り入れるため、照射試験炉や実機においてこれら技術を検証し、標準化を行う。
(2) SCC環境緩和技術の開発・高度化
＿BWRでは、よりSCC抑制効果が高く、抑制範囲の広いSCC環境緩和技術（BWR）の開発と開発技術の標準化を進める。また、現在適用されているSCC環境緩和技術、及び今後開発されるSCC環境緩和技術の有効性や副作用について、各種試験や実機における関連データの採取・蓄積とその解析評価を行い、予防保全対策としての適用性・有効性を検証し、プラント維持管理への反映を念頭に適用方法を標準化する。
＿PWRでは PWSCC環境緩和技術（一次系溶存水素濃度の最適化・高濃度亜鉛注入の検討・天然カリウムの適用性検討）の開発･実証を推進する。この際、燃料の健全性･性能の維持、及び被ばく･廃棄物低減の観点から、より副作用の少ない、調和のとれたSCC環境緩和技術を志向する。特に、PWSCC抑制のための溶存水素濃度最適値が、現在の保安規定記載の範囲を下回る場合には、有効性のみならず副作用を含む十分な検証を行う必要がある。
(3) SCC発生進展に及ぼす環境因子の影響に関するデータ整備・高精度化
＿プラントの安全性を確保するために必要な検査部位及び検査頻度の最適化を行うため、様々な材料、応力、水質条件でのSCC発生・進展データの充実を図る必要がある。
(4) データや評価技術の検証、規制基準の整備
＿維持規格で示されているSCC進展線図の適用を可能とするため、評価対象部位ごとに異なる水質環境を考慮した環境緩和技術の効果の判断クライテリアを基準化して実機への適用を可能とする必要がある。また、廃炉材活用研究等により、これまで適用してきた水化学条件の妥当性を検証することや、高経年化リスクと水化学の関係についても評価を進めることが重要である。
(5) SCCメカニズム解明
＿SCCは、水化学環境因子と材料因子、応力因子等が複合する事象であり、これを適切に制御するためには、SCCのメカニズムを解明すること、また、メカニズムに基づいて水化学因子の効果･影響を定量化することが重要である。
(C) 産官学の役割分担の考え方
① 産業界の役割
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- 炉内SCC環境評価手法（ラジオリシスモデル・ECPモデル・計測技術）の開発・高度化・標準化
- SCC環境緩和技術の開発・高度化・標準化
- SCC発生・進展に及ぼす環境因子の影響に関するデータ整備・高精度化
- 予防保全工法ガイドライン（SCC環境緩和）案の作成
② 国・官界の役割
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- データや評価技術の検証
- 学協会基準のエンドース・規制基準の整備
- 施設基盤の整備（照射試験炉）
③ 学術界の役割
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- SCCメカニズム解明への支援
- 炉内SCC環境に関する基盤研究（G値、反応機構、速度定数、表面・隙間における照射影響等）
- 環境モニタリングの基盤技術（参照電極等）
- 人材育成
④ 学協会の役割
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- ロードマップ策定、ロードマップ間の連携・調整
- 規格基準の作成・精緻化
- 分野横断的取り組みの標準化における学協会間の連携
- 人的交流と育成
⑤ 産官学の連携
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- SCCメカニズム解明（環境因子の効果・影響）
- 炉内SCC環境に関する基盤研究
- SCC環境緩和に対応できる人材の育成・交流
(D) 関連分野との連携
① 燃料高度化
-
- 燃料の高度化（被覆管材料、放射線の線源強度や分布の変更）が、ラジオリシスや不純物に及ぼす影響について、燃料開発、被覆管開発等の分野と連携をとり、効率的かつ合理的に評価を行う必要がある。
② 材料の高度化
-
- 新しい構造材料、炉内機器の開発と適用に際しては、SCCの発生と亀裂の進展に関して材料、応力、環境の観点からSCCのリスクを評価する必要があり、各分野で連携し情報を共有して、効率的かつ合理的に技術開発、評価を行う必要がある。
図6.1.1-1に導入シナリオ、表6.1.1-1に技術マップ、図6.1.1-2にロードマップを示す。
参考文献
[6.1-1] S. Uchida, “Corrosion of Structural Materials and Electrochemistry in High Temperature Water of Nuclear Power Systems”, Power Plant Chemistry, 10 (11), 630-649 (2008).
課題調査票
| 課題名 | 応力腐食割れ（SCC）の抑制 |
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マイルストーン |
短Ⅳ. 信頼性向上へ向けたプラント技術・運用管理の高度化 ⇒通常運転、異常事象終息の信頼性向上に係わる活動が不断に進められ、かつ活性化がなされることによって、事故の引き金となる事象の把握と詳細な知見が深まり、事故リスク低減のための諸対策の整備が進むことが期待される。中Ⅱ. 既設プラントの高稼働運転と長期安定運転の実現 ⇒安定かつコストバランスに優れたエネルギー源としての利用に向け、高稼働運転や適切な高経年化対策を前提とした長期安定運転が必要となる。長Ⅱ．革新的技術開発等による原子力のメリット最大化・デメリット極小化 ⇒機器及び構造物の劣化を防止・抑制するためには、劣化メカニズムを解明し、それに基づき対策・改善技術を開発する必要がある。 |
| 概要（内容） | (1) 炉内SCC環境評価手法の開発、高度化・標準化 ＿炉内腐食環境を評価するためのラジオリシスモデル、腐食電位モデルの高精度化を図る。また、試験炉(可能ならば実機)における腐食環境モニタリングならびにSCC挙動評価を行い、オンラインモニタリングによるシュラウドや原子炉底部等を含めた原子炉一次系の多様な部位における腐食環境(腐食電位)評価ならびにSCC発生寿命・SCC進展評価技術を開発し、環境評価手法の検証を行う。 (2) SCC環境緩和技術の開発・高度化 ＿BWRの水素注入、貴金属注入、起動時水素注入やPWRの溶存水素濃度最適化、亜鉛注入等の高度化を図るとともに、新たな酸化チタンや分散剤等の対策技術を開発し適用していくことで、SCCの発生・進展を抑制する。 (3) SCC発生進展に及ぼす環境因子の影響に関するデータ整備・高精度化 ＿プラントの安全性を確保するために必要な検査部位及び検査頻度の最適化を行うため、様々な材料、応力、水質条件でのSCC発生・進展データの充実を図る。 (4) データや評価技術の検証、規制基準の整備 ＿維持規格の適用を可能とするための環境緩和技術の効果の判断クライテリアを基準化して実機への適用を可能とする。 (5) SCCメカニズム解明 ＿効果的なSCC対策の確立には機構論的な理解が不可欠であるため、材料と環境の相互作用や亀裂内水質の影響等への理解を進め、SCC発生・進展の詳細メカニズムを明らかにする。 |
| 導入シナリオとの関連 | 水化学によるSCCの抑制による構造材料の健全性維持 |
| 課題とする根拠（問題点の所在） | 水化学RMと深層防護との関連付けの検討結果を参照 |
| 現状分析 | (1) 炉内SCC環境評価手法の開発、高度化・標準化 ＿腐食環境緩和効果を確認するため腐食電位（ECP）の測定や貴金属付着量等のモニタリングが実施されているが、炉内の部位ごとに環境緩和効果が異なる。またモニタリングできる部位は限定されている。そこで、測定によるモニタリングとモデル解析評価を含めた評価技術の確立が必要である。 (2) SCC環境緩和技術の開発・高度化 ＿BWRの貴金属注入を伴うHWCやPWRの溶存水素濃度最適化等既存の環境緩和技術は存在するが、その最適化や高度化は必要である。また、酸化チタン等の新しい対策も開発されつつある。 (3) SCC発生進展に及ぼす環境因子の影響に関するデータ整備・高精度化 ＿亀裂進展を十分な精度で予測するために必要なSCCの進展に関するデータが不足している。また、特定のHWC環境でニッケル基合金のSCC発生が加速する可能性が示唆される試験データが得られており、追加データの取得が進められている。また、PWRに関しては亜鉛注入やホウ酸リチウムバンド管理、天然カリウム、分散剤等、SCC発生・進展への影響因子についてのデータ拡充が必要と考えられるとともに、690合金等対策材のSCC発生挙動についても知見が不足している。 (4) データや評価技術の検証、規制基準の整備 ＿BWRの維持規格にはHWC環境下での亀裂進展線図があるが、HWCの効果の判断クライテリアが基準化されていない。 (5) SCCメカニズム解明 ＿SCC発生・進展の詳細メカニズムは解明されていない。亀裂内水質がSCCに及ぼす影響、長時間環境暴露による組織変化、材料環境界面の酸化物特性、結晶粒界での特異な酸化、酸化の局在化や加速現象、粒界でのキャビティ生成、水素の影響機構等、様々なSCC（IGSCC、PWSCC、IASCC、ODSCC等）に対する現象についての知見拡充が必要である。 |
| 期待される効果 （成果の反映先） |
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| 実施にあたっての問題点 | 課題全体の共通問題として下記がある。
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| 必要な人材基盤 | (1) 人材育成が求められる分野
(2) 人材基盤に関する現状分析
(3) 課題
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| 他課題との相関 | ロードマップ対象項目の課題別区分の②既設の軽水炉等の事故発生リスクの低減のうち、経年劣化対策及び運転トラブルの防止に該当する。具体的な項目は以下のとおり。
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| 実施時期・期間 | 中長期（～2050年） |
| 実施機関／資金担当 ＜考え方＞ |
産業界／産業界 SCCの発生・亀裂進展メカニズムの解明、SCCへの水質影響評価、既存技術の高度化と新たな水化学の開発、モニタリング技術の開発等を実施 ＜考え方＞
原子力規制委員会／原子力規制委員会
産業界・学協会／産業界
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| その他 |