弁財天

ゴフマン「専門家を信じるのではなく、自分自身で考えて判断せよ」

蒸気凝縮系ECCS update10

NRCの技術マニュアルには全てのフクイチ原子炉には圧力容器の蒸気駆動型のタービンが付属している。 このタービンは原子炉停止時に冷却水を循環させるECCSの機能。

1号機はBWR-3型なのでBWR-4型以降の原子炉隔離時冷却系(RCIC)は装備されてなく非常用復水器(IC/Isolation Condenser)しかなかった。非常用復水器は90分しかもたないので事実上全電源喪失(SBO)時の備えは1号機にはなかった。 この非常用復水器を小泉政権時に浜岡1号機の配管断裂事故のあと撤去したと原口が騒いだ。 8年前に外されたのは本当に「最後の砦」だったのか。
つか無意味な配管だらけで、それが緊急時に破断するなんてそんなレベルなのか。

佐賀大学元学長の上原春男氏が「電源がなくても作動する蒸気凝縮系機能」があったはずだと指摘。 上原氏は3号機の設計者なので「電源がなくても作動する蒸気凝縮系機能」とはRCICのこと。

東電と官邸の報告から、地震と津波の後この蒸気駆動のECCSが動作していたことは判っている。 しかしその後バッテリーが切れてしまい蒸気タービンの冷却水循環のバルブが閉塞した。 これはGE社の設計ミスでフクイチ事故の直接原因だとポール・ラングレイが指摘
Self contained, steam powered ECCS pumps at Fukushima Diiachi failed between 11 – 14 March

この設計ミスは1967年に既に指摘されていた。

GE社は電池が数日しか持たないのでECCSも数日しか動作しないことを知っていた。NRCは冷温停止するまで蒸気駆動型のECCSが機能し続けると信じていた。なぜなら電源不要の蒸気駆動型のECCSはBWR最大の長所だと宣伝していたから。しかしBWRの蒸気駆動ECCSにはバルブの開放に電源が必要。

ME2403 POWER PLANT ENGINEERING/VII Semester A Section/UNIT-I INTRODUCTION TO POWER PLANTS AND BOILERS
46/90ページ

"Unlike PWRs, BWRs have at least a few steam-turbine driven ECCS systems that can be directly operated by steam produced after a reactor shutdown, and require no electrical power. This results in less dependence on emergency diesel generators-of which there are four-in any event.

せっかくの蒸気自立系の冷却システムに電磁弁を使ってしまったミスがフクイチの大災害の直接原因。
バッテリーが切れるまで1号機以外の蒸気駆動型の自立系ECCSは動作していたという皮肉。

全てのフクイチ原子炉には圧力容器の蒸気駆動型のタービンが付属。これが冷却水を循環させるのがECCSの初期手順。地震と津波の後東電と官邸の報道でこれは動作していた。その後バッテリーがなくなり冷却水の循環バルブが閉塞。これはGE社の設計ミス。 goo.gl/r8N2j

Fukushima1_Technical_Perspective_LBL_EEDT_04052011-1.pdf
WHAT HAPPENED IN FUKUSHIMA - A TECHNICAL PERSPECTIVE LBNL EETD noon Seminar - April 5, 2011

フクシマで何か起きたのか - 技術的側面 ローレンス・バークレー国立研究所(LBNL)エネルギー技術及び環境への影響に関する部門(EETD) 昼のセミナー 2011年4月5日 その5/29ページを参照。


Steam-driven Emergency Core Cooling System(ECCS)
蒸気駆動緊急炉心冷却システム(ECCS)
directly operated by steam produced after a reactor shutdown (but valves are controlled by battery power)
炉心停止後の蒸気で起動される(しかしバルブはバッテリーによって制御される)

The “Ultimate Heatsink” vs the Condensers in Each Reactor Building. And the Torus as a heat sink
ポール・ラングレイ氏。災害によってバルブは緊急時に使用不可になった。これは設計が原因。自動と手動の2つのモードがあった。しかし手動モードは電磁弁によってのみ動作可能だった。

ECCSを構成する機能の1つがHPCI。HPCIはRCICと同じような機能で違いはHPCIはRCICの7倍の水量を起こせる。直流バッテリーで稼動するRCICのバルブがあり、電池切れでバルブが閉塞してしまった。

米のいくつかの原発では電源喪失(SBO)時にRCICのバルブの制御を奪い取ってバルブを解放し手動でRCICを稼働させる手順(ブラックラン手順)を確立してるところもある。SBOが起きてなくてもバルブのバッテリが故障すればRCICが停止、冷却不可能になり原発はすぐに危険な状態になる。

稼働してる原発は急には止まらない。冷温停止するまで冷却系は動き続けなければならない。稼働中に冷気系のバルブや配管が壊れるとすぐにメルトダウンしてしまう。そもそもただの配管なのでSBO時にバイパスするとか冗長化やバックアップに切り替わるなどありえない。

BWR-3型はRCICを装備してないのでSBO時に90分で冷却機能がなくなる。BWR-4型以降でもRCICのバルブが8時間後にバッテリー切れで閉塞する欠陥がある。
1967年にこの欠陥設計を既に知っていて、日本で地震が起きる度にまだかまだかと待っていたやつは誰か。


浜岡1号機(MarkⅠ型/BWR-4)の余熱除去系の蒸気凝縮系配管に水素がたまりそれが水素爆発して配管破断してる。


1Fで水素が溜まるのは1号機と4号機と6号機だった。NSSSベンダーはどこだったんだろ。

蒸気凝縮系が撤去されていなければ、メルトダウンが防げていたかどうかは分からない。
蒸気凝縮系の配管が撤去さたのは水素が溜まって水素爆発するから。で?撤去したあとの代価策はあったのだろうか?

原子炉隔離状態になっても炉心の余熱の蒸気を循環させるというアイデアは良かったのだけど、その配管に水素が溜まって浜岡1で水素爆発。危ないから1Fで撤去。そしたら311でSBO状態になった。しかし蒸気凝縮系は撤去した後だったので冷やせなくなりメルトダウンした。

しかし蒸気凝縮系を残していたとしても肝心なときに溜まってる水素が配管内で爆発したかもという。これはもうダメダメ杉でどうしようもないね。


2001年11月7日浜岡1号機の蒸気凝縮系(RHR steam condensing line)の配管破断と似たような事故が独ブルンスビュッテル原発で2001年12月14日に起きてる。両方ともGE製ではないとか。
ML040850566
NSSS Vendor = 原子力蒸気システム供給業者(Nuclear Steam System Supplier Vendor)

Resolution of Generic Safety Issues: Issue 195: Hydrogen Combustion in BWR Piping ( NUREG-0933, Main Report with Supplements 1–34 )
NRCのBWR配管内水素爆発問題の対策どやページ。 どこにも配管を撤去するような指針は書かれてないのだけど。 なんで撤去したの?土人だから?

LOCA時にRHR蒸気凝縮系ではなくRCICとHPCIに頼ることになる。水素爆発するからと配管を撤去して、米のように予備のジーゼル発電機や追加のバッテリーなど電源の手配と携行型注水ポンプを用意してなかったからなー。やっぱ土人がブァカだったからということになる。




「余熱除去系蒸気凝縮系の配管破断について、漏洩を防止する目的で配管を改造したことが事故の 遠因になった」
「米国の発電所ではこうした蒸気凝縮系を取り除いたり閉止する措置が取られている事例が多い。」

え?なんだって?

Resolution of Generic Safety Issues: Issue 195: Hydrogen Combustion in BWR Piping ( NUREG-0933, Main Report with Supplements 1–34 )
NRCのBWR配管内水素爆発問題の対策どやページ

-Fifteen of the 16 plants with RHR-SCM piping and 18 of the 19 plants with RHR head spray piping had evaluated that piping. (Survey response answers "NA" are interpreted to mean that the piping is not present or is disconnected.) Remaining plant evaluations were ongoing, but were not complete;
のところみたいだ。BWROGにアンケートを実施してるとか。

BWRオウナーズグループ(BWROG)でアンケートを実施。
アンケート結果。
ML032200359
Have you examined/evaluated your RHR/HPCI steam condensing mode piping ?


25基のうち13基がRHR/HPCI steam condensing mode pipingを撤去していた。52%ほぼ半分ですな。


1Fの2号機から6号機の残留熱除去系の蒸気凝縮系の機能を削除。 保安院が原子力安全委員会と原子力委員会でダブルチェック諮問。バカ組織が2つのバカ委員会に諮問してバカな意思決定をした瞬間。このとき国土の半分がなくなった。


結局日米のMarkⅠ型は安全対策では全く違うものだったのだ。

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