OCCUPATIONAL EXPOSURE at JAPANESE NUCLEAR POWER PLANTS in 2005  2006　Asian　ISOE　ALARA　Symposium OCCUPATIONAL　EXPOSURE　　　　at　JAPANESE　NUCLEAR　POWER　PLANTS　in　2005 October　12, 2006 Shigeyuki　Wada Safety Information Division Japan Nuclear Energy Safety Organization　(JNES)

Contents General Status of NPPs in Japan Analysis of Exposure in FY 2005 Improvement on Inspection Way 原子力安全基盤機構、安全情報部の和田です。 ここでは、昨年度の日本の被ばくの状況について発表します。 まず、原子力の運転状況、被ばくの状況及び分析そして国の検査制度の見直しの状況について紹介します。

Nuclear Power Plants in Japan as of March 31, 2006 BWR PWR Total In Operation No. of Units 32 23 55 Output (MWe) 30,214 19,366 49,580 Under Construction 1 2 1,373 912 2,285 On Planning 9 11 11,869 3,076 14,945 これは、日本の原子力発電所の立地状況です、 ご存じにように日本では昨年の３月時点ではBWRが３２基、PWRが２３基運転しております。 また、建設中のプラントは２基で、BWR、PWRそれぞれ１基です。 建設計画中のプラントは１１基となっている。

Nuclear Power Plants in Japan 女川 福島第一 ふげん (2003 年より廃止措置準備中 ) (FBR)) ( 敦賀 志賀 出力規模 50 万 kW 未満 100 以上 合計 53 基 出力 47,122MWe 7 8 TEPCO 2 1 5 Oma Tomari Higashi Dori Onagawa Tokai No. 2 Hamaoka Ikata Sendai Genkai Shimane Kaminoseki Takahama Oi Mihama Tsuruga Tokai Fugen (on a decommissioning stage since 2003) Monju Shika Fukushima Daiichi Fukushima Daini (On the decommissioning stage since 1998) Namie Kodaka Kashiwazaki- kariwa ３ Output scale In operation Under Construction On planning stage Less than 1,000,000kW Total 55 Units 49,580MWe (PWR 23 units, BWR 32 units ) 500,000kW More than 55 Units in Operation (PWR 23, BWR 32) as of March 31, 2006 これは、プラントの位置を示したものです。 六ヶ所の廃棄物処分施設の北側に位置している東通原子力発電所１号機、BWR　１１０万ｋWeが昨年１２月に、志賀２号機、ABWR１３６万ｋWeが今年３月に運開しました。 また、明日に見学を予定している柏崎刈羽原子力発電所はここに位置しています。

Trend of Capacity Factor in Japanese plants これは、軽水炉の稼働率の推移を示したものです。 200５年度はBWRが６５％、PWRが８２％で、合計では７２％であった。 BWRは、1995年度以降は８０％を超える水準にあった。 しかし、２００２年に明らかになった原子力発電所の不正問題、福島第一原子力発電所１号機における格納容器漏えい検査の偽装、に起因する点検等のため定期期間が長期化し、２００２年度、２００３年度の設備利用率は大幅に低下した。 ２００４年度から不正問題により定期検査期間が長期化していたプラントが運転再開したことにより、設備利用率は改善されつつあり、２００５年度は、２００４年度の６９％を上回り、７２％となった。

Occupational Exposure in 2005 Fiscal Year (April 2005 – March 2006) Plants Units Person-Sv /Unit BWR ３２ ４４．５１ １．３９ PWR ２３ ２２．３０ ０．９７ GCR １ ０．１０ Total ５６ ６６．９１ １．２１ (LWR) This is occupational exposure in 2004. BWR exposure is 49.02 person-Sv, average exposure per unit is 1.63 person-Sv. PWR exposure is 28.78 person-Sv, average exposure per unit is 1.25 person-Sv. Total exposure is 77.86 person-Sv including gas cooled reactor. これは、２００５年度の被ばく状況を示したものです。 BWR全体で４５人Sv、１基当りの被ばくは１．３９人Sv、 PWR全体で２２人Sv、１基当りの被ばくは０．９７人Svとなります。 LWR全体では６７人Sv,1基当りの被ばくは1.２１人Svとなります。

Individual Dose in 200５ Fiscal Year (April 2005 – March 2006) Plants Units Persons mSv /Person BWR ３２ ４４，２９７ １．０ PWR ２３ ２１，８００ GCR １ １，３５１ ０．１ Total ５６ ６６，３２２ This is personal exposure. BWR average exposure per person is 1.2 mSv. PWR exposure is same as BWR. Total workers is about　67 thousands persons. これは、個人あたりの被ばくです。 従事者は約６万６千人で、年間の平均被ばくは1.０ｍSvです。昨年の１．２ｍSvより低減しております。BWRとPWRの差はありません。 なお、発電所で年間２０ｍSvを超過した人はいませんでした。

Trend of BWR Exposure per Unit in Japanese plants 赤線が被ばく、青線が稼働率を示します。 2002年、2003年にはPLR配管の応力腐食割れによるひび割れに伴い、その配管の取り替え工事を行ったプラントが多いため被ばくが増加しました。２００４年は、一部のプラントでその作業が終了し、２００５年は島根１号機のみとなり、被ばく線量が低減した。 また、東通１号機、志賀２号機と被ばく線量の少ないプラントが運開したため、平均値を下げております。

Trend of PWR Exposure per Unit in Japanese plants 赤線が被ばく、青線が稼働率を示します。 近年では、PWRプラントでは大きな被ばくを伴う改良工事はなく、平坦であります。 ２００４年度に被ばく線量が若干高く、山となっていますが、その年は定検が多かったためです。

Trend of Maintenance Exposure at Japanese BWRs This shows the maintenance period and the exposure at BWR Power plants from 1989 to 2004. The figure is very complicated. These　are years. These　are BWR power plant,　3 plants of onagawa,6 plants of Fukushima　No.1,4 plants of　Fukushima　No.2,7 plants of Kashiwazaki, 4plants of Hamaoka and so on. Cell length　means maintenance period 　by　quater　year unit. Cell　colors　mean　level of the exposure. Strong brown is the exposure over 4.5 person-Sv. Green is from 3 to 4.5. Light brown is from 1.5 to 3. Light blue is less than 1.5. Older plants such as Fukushima-No.1, Hamaoka unit1 and 2 and Truruga have many strong brown and green cells that are more exposure. Whereas, youngest plants of advanced BWRs, kashiwazaki unit 6 and 7, which have no PLR piping and pumps, have continued light yellow that is less than 1.5 person-Sv. Here are ABWR, these co lour of light brown is incorrect, these are light yellow. You can see that recent few years, longer maintenance work has been done with more exposure . これは、１９８９年度から２００5年度におけるBWRプラントの定検の時期とその線量を示したものである。 横軸が年度、縦軸がBWRプラントの名前であり、水色のセルが運転期間、茶色が4.5人Sv/年以上検査及び工事、緑色が３人Sv～4.5人Sv、ベージュが1.5～３人Sv、薄いベージュが１．５人Sv以下です。 セルは四半期単位で区分しています。 この図で判るように、２００２年と2003年は、定検期間が長く、またPLR配管取り替え等の被ばくの高い工事が多く行われたことが判ります。また、被ばくも高いプラントと低いプラントトの差があり、分布があるのが判ります。

Trend of Maintenance Exposure at Japanese PWRs This shows PWR Power plants from 1989 to 2004 year. Strong brown means the exposure over 3 person-Sv. Green is from 2 to 3. Light brown is from 1 to 2. Light yellow is less than 1 person-Sv. You can see that recent few years, maintenance work has been stable and　plain. これは、同様にPWRプラントの定検の時期とその線量を示したものである。 縦軸PBWRプラントの名前である。 水色のセルが運転期間、茶色が3人Sv/年以上検査及び工事、緑色が2人Sv～3人Sv、ベージュが1～2人Sv、薄いベージュが１人Sv以下である。 セルは四半期単位で区分している。 この図で判るように、PWRプラントは、近年、長い定検期間もなく、安定しています。高いひばくも１プラントのみである。

BWR Average Exposure per Unit by Country This shows BWR average exposure per unit by country including Japan,USA,Germany, Sweden,Finland and Switzerland from 1994 to 2004 year. In 1994, Japanese exposure,　red　line, was 1.5 person-Sv which was the lowest level in the world. Since then, it has stayed at this level up to now without any reduction, and is now the highest level in the world. Whereas in US,Germany,Sweden and Switzerland the exposure decreased year by year. これは、１９９４年から２００５年におけるBWRプラントの被ばくの国毎のトレンドを示す。日本の被ばくは１９９４年では最低のレベルであったが、そのレベルで今まで継続しています。 他方、米国、スウェーデン、スイス、ドイツは被ばくは年々低下してきました。 その結果、現在は世界で最大の被ばくのレベルにあります。

PWR Average Exposure per Unit by Country This shows PWR average exposure per unit by country including Japan,USA,Germany, France,Belgium and Korea. Japanese exposure has　been　around　 1.1 person-Sv for recent　10years　and is now the highest level in the world． 同様に、これはPWRプラントの被ばくの国毎のトレンドを示す。PWRにおいても、BWRと同様に１９９４年では最低のレベルであったが、現在は世界で最大の被ばくのレベルとなっている。

BWR Three Year Rolling Average by Plant in USA and Japan Fukushimamaiich 米国と日本のBWPのプラント毎の炉当たりの被ばく線量を小さい方から並べたものです。３年間の移動平均値です。米国は２００２年から２００４，日本は２００３年から２００５年の値です。 これを見ても、日本の発電所の炉当たりの被ばくが高いことが判ります。 また、プラントの線量の分布は、米国が０．５９人Svから４．５６人Sv、日本が０．６４人Svから３．２９人Svで、米国のほうがプラントによる被ばくの差があることが判ります。

PWR Three Year Rolling Average by Plant in USA and Japan また、分布は、米国が０．３６人Svから２．１人Sv、日本が０．６３人Svから2．1人Svで、BWR同様、米国のほうがプラントによる差が大きいです。

５-year Dose Reduction Goals in USA 2005 2010 Exposure (BWR) 1.20 person-Sv (1.65) Exposure (PWR) 0.65 person-Sv (0.76) 0.60 person-Sv Capability Factor 91 92 Forced Loss Rate 2.0 1.0 Automatic Scram <1.0 <0.5 Safety System % Unavailability 2 or 2.5 Fuel Defects Chemical Index 1.10 1.01 Industrial Safety Accident Rate 0.30 0.20 米国では、INPO，原子力発電運転協会が５年間の被ばく低減長期目標を立て、戦略的に被ばく低減を図っております。これは、２００５年と２０１０年のBWR、PWRの炉当たりの被ばく低減目標値です。 括弧内の数字は、第三期四半期に暫定的に評価した実績です。２００５年は、初めて目標値を達成できない状況になったようですが、２０１０年に再度チャレンジしています。 このような中期的な被ばく低減目標を産業界で設定し、PDCAサイクルを回すことは重要であり、我が国でも参考となると言えます。 なお、米国では目標設定は被ばく線量だけではなく、パーフォーマンス指標として、稼働率、自動停止回数、燃料破損、水化学も設定しております。我が国でも検査制度の見直しにより、パーフォンマンス指標が検討されつつあり、このような目標設定が議論されると思います。 ( )2005 Quarter 3 Performance

Dose Rate at PLR Piping in both Japanese BWR and US BWR This shows dose　rate　at　primary　loop　 piping　in　both　Japanese　BWR，Hamaoka　unit3　and　US　BWR，Ferimi　unit2． These　are　outage　numbers．This　is　dose　rate. Japanese　saturated　dose　rate　is　approximately　1　mSv/h　and　nearly　same　as　US plant． You can see　that　 the source　terms in Japanese　plants are　similar　to　US.　plants. これは、BWRのPLR配管の線量率について、米国フェルミ発電所２号機と日本の浜岡３号機を比較したものである。横軸が定検回数、縦軸が線量率である。 原子力安全協会さんが調査した結果です。 両者ともビルドアップ後の線量は約1mSv/hで同程度であり、従って日本のソースタームが多いというわけではないことが判ります。

Dose Rate at PLR Piping in both Japanese BWR and US BWR Median:0.89 mSv/h Median:1.55 mSv/h Number これは、BWRのPLR配管の線量率について、米国と日本のプラントの線量の分布を表わしたものです。これも原子力安全協会さんが調査したデータを元にしております。横軸がPLR配管の線量率、縦軸がプラント数です。中央値は米国が1.55mSv/h、日本が０．８９ｍSv/hで、日本の線量率が低い結果となっています。 Japan:2000.12-2003 USA :2005.1 mSv/h at PLR Piping

Operation Period and Maintenance Period by Country from 1994 to 2004 Operation　Period　(days)　 Capacity Factor 90%　 Capacity Factor 80%　 Maintenance　Period　(days)　 ◆USA ■Finland ▲Korea ×Japan жSwitzerland ●Belgium これは、１９９２年から２００４年における国毎の定検期間と運転期間の推移を示したものである。横軸が運転期間、縦軸が検査機関である。黒の菱形がアメリカ、黒の×印が日本です。赤四角がフィンランド、青三角が韓国、赤丸がベルギーです。プロットデータは３年間の移動平均値です。矢印はトレンドを示している。例えば、アメリカは、１９９２年から１９９４年における運転期間の平均値は４５０日、定検期間は７５日であったが最近の３年間平均は運転期間が５５０日、定検期間が約４０日となっており、長期運転、短期定検の傾向があります。 フィンランドでは、春には水が豊富で水力発電に期待できることから、毎年、春に原子力の定検を実施するという１年の運転サイクルですが、定検期間を短縮する方向を目指しております。昨年は約７日間という最短記録を達成し、世界的に注目されました。韓国、スイス、ベルギーも長サイクル運転、定検期間短縮の傾向にあります。 一方、日本の場合は、法的に１３ヶ月、約４００日毎に定検を行うことが定められており、横軸はこの４００日の線が限界であります。また、定検時の分解点検すべき機器も法律で定められており、一番短い定検期間でも７０日位であります。近年は、発電所の不正問題、PLR配管の取り替え等により逆に定検期間が増えてきている。日本の発電所の放射線環境は、かなり低いレベルにあり、年間被ばくが定検の影響が大きいことから、他の国より運転期間が短く、定検期間が長いことが、日本の被ばくが世界の最大のレベルにあることの主な理由といえます。

Mandatory Inspection Items in Japanese BWRs System Disassembled Inspection ISI No Equipment　or　Components ○ 1 Category One　&　Three Mechanism 　 Reactor 2 Main Steam Safety Valve 　 Cooling 3 Main Steam Relief Safety Valve 4 High Pressure Injection System Pumps & Valves 5 Residual Heat Removal （RHR)　Pumps　&　Vaves　 6 Core Spray Pumps　&　Valves 7 Low Pressure Core Spray Pumps　&　Valves 8 High Pressure Core Spray Pumps　&　Valves Instrument & CRD Mechanism Control System Scram Valves of Hydraulic Control Unit Pressure PCV Isolation Valves Containment PCV Spray Pumps　&　Valves Vessel (PCV) Flammability Control System　Valves Diesel Power Emergency　Diesel　Power　Generator Generator High Pressure Core Spray DG Turbine これは、法令で定められているBWRの定期検査時の分解点検項目です。 点検は、最低でも約４００日毎に検査する必要があります。 BWRでは、原子炉冷却系統や安全系統バルブやポンプ、 、CRD、デーゼル発電機、タービンが分解検査の対象です。 * *　Shall be inspected within 13months after former inspection

Mandatory Inspection Items in Japanese PWRs System Disassembled Inspection ISI No Equipments or Components ○ 1 Category One　&　Three Mechanism 　Reactor 2 Category Three Piping in Reactor Containment Vessel Cooling 3 Pressurize Safety Valves 　System 4 Pressurize Relief Valves 5 High Pressure Injection System Pumps & Valves 6 Low Pressure Injection System Pumps & Valves 7 Accumulator Injection System Valves　 8 Component Cooling System Pumps 9 Main Steam Safety Valves 10 Main Steam Relief Valves 11 Main Steam Isolation Valves Instrument & Boric Acid Pumps Control System PCV Isolation Valves PCV PCV Spray Pumps　&　Valves Diesel Power Generator Emergency　Diesel　Power　Generator Turbine これは、法令で定められているPWRの定期検査時の分解点検項目である。 PWRでは、同じような考え方で原子炉冷却系統や安全系統のバルブやポンプ、デーゼル発電機、タービンの分解検査である。

Improvement on Inspection Way NISA submitted the draft report “ Improvement on Inspection Way for Nuclear Facilities ” September 2006. (Utilities) Maintenance program ・Condition-directive maintenance ・Time-based maintenance ・Online maintenance このような定期検査時におこなう検査項目はすべてのプラントで一律であり、設備の安全性に余裕があっても検査している。また、検査することの科学的根拠が明確になっていない問題が指摘されている。 原子力安全・保安院は、現行の検査制度を改善するために、昨年１２月に東大の斑目教授を委員長とした諮問委員会に改善の検討を依頼した。今回の議長であるJNESの水町特任務参事もこの検討に参加していました。 これは、今年の９月に原子力安全・保安院が公表した検査制度の改善に関するドラフトレポートから引用したものです。 今まで、プラントで一律に実施していた検査から、事業者がプラントに応じた「保全プログラム」を国に提出し、認可を得る制度へ変更となります。その中で、定検時期を定めていた「時間計画保全」から機器の状態に応じて保守を行う「状態監視保全」、オンラインメイテナンスの採用が考えられます。 このような保守管理により、被ばく低減が進むことが予想されます。 実施時期は２００８年となっております。 Approval NISA (Applied in 2008)

Summary Japanese plants had 1.21 person-Sv/unit in 2005 which is lower than 2004 by 0.23 person-Sv. However it is still the highest level in the world. Japanese plants do not have much source term and perform relatively more maintenance work which may increase the exposure. NISA submitted the draft report for the improvement on inspection way including maintenance program with condition-directive maintenance and online maintenance etc. It is expected that the maintenance improvement will promote to decrease the exposure in Japanese plants. 以上まとめると、２００５年度の日本の被ばくは、年間１．２１人シーベル/炉であり、昨年度より０．２３人シーベルト低下したものの、世界では最も高いレベルにある。 しかし、日本のプラントはソースタームが多い訳ではない、他の国より一年に行う定検の作業量が多いことが大きな要因である。 原子力安全・保安院は、プラント毎の保全活動の充実を図るため、検査制度の改善に関するドラフトを今年９月に公表した。 今後は、プラント一律の保守点検ではなく、プラントに応じた「保全プログラム」を策定し、認可する制度へ変更となる。これにより、時間計画保全から状態監視保全、オンラインメイテナンス等が取り入れられ、我が国の被ばくが低減することが期待できる。

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Source Term Reduction Measures in Japanese BWRs Applied　 plants Crud Reduction O2Injection All Plants Condensate Filters 29/31 Improved Material (Weatherability Steel) for Condensate System 21/31 Improved Material (Low Alloy Steel) for Feed Water Heater Shells 　　 All　Plants Co Improved Material（Low Cobalt ) for Reactor Core Structures　 Improved Material (Low Cobalt) for Feed　Water Heating System　　 25/31 This shows source term reduction measures in Japanese BWR plants. All plants or most of plants apply oxygen injection, condensate filter and improved material for condensate system and feed water shells to reduce crud. They also install low cobalt content material for reactor structure and feed water heating system to reduce cobalt 60. これは、BWRプラントの被ばく低減対策を示したものである。 Crud低減のためにO2注入、復水器のフィルタ設置や腐食しにくい材料の採用している。また、Co-60の発生を低減するために原子炉構造物や給水加熱器に低コバルト材を採用している。

Source Term Reduction Measures in Japanese PWRs Applied　 plants Crud Reduction pH Control All Plants Oxidation Operation in Shutdown Stage All　Plants Clean-up Feed Water Operation in　Shutdown Stage Co Improved Material（Low Cobalt ) for Reactor Core Structures　 18/23 Improved Material (Low Cobalt) of Steam Generators　 21/23 This is PWR plants. All plants or most of plants apply pH control and oxidation operation in shutdown stage and install low cobalt content material for reactor structure and steam generators. これは、PWRプラントの被ばく低減対策を示したものである。 Crud低減のためにPhコントロール、停止期間中の酸素注入やクリーンアップ増強、また、Co-60の発生を低減するために原子炉構造物やSGに低コバルト材を採用している。