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」

PWRは40分しかもたない update20

NRCはPeach Bottom(BWR)とSurry(PWR)でMELCORでシミュレーションしながらSBO訓練を実施。 その会議のトランスクリプトとがML11363A110に残ってる。


PWRでもSBO時のTDAFWのブラックスタートとブラックラン手順がある 157/317ページ ML11363A110



RCICのブラックスタートに1時間かかってる。でも2時間45分後に蒸気があふれてRCICが停止。炉心溶融が6時間後に始まってる。


日本てPWRがSBOした時のTDAFW(タービン駆動の注水系)は未装備なのか。ぐげー。どーするのー。これ


サリー原発での訓練ではEDG(ジーゼル発電機)の起動に失敗。158/317ページ ML11363A110 実際にSBOを経験してみるといろいろオペレーションに失敗してしまうそうですなぁ。 大飯は大丈夫か?どうせ何も訓練なんてやってないんでしょ。

国会事故調

c. 過酷事故における運転操作の教育・訓練の不足

教育・訓練は、「過酷事故対応」の内容を「説明できる」ことが目標の机上訓練にとどまっており、実技訓練はなかった。

そのため、全電源喪失以降の事故対応手順に関する事前検討は当然されておらず、本事故では、運転員による試行錯誤の連続に頼らざるを得なかった。

では審査優先になった川内はどうなのか?これ

「中央制御室をそのまま模擬した運転シミュレータや、機器や電気設備などの訓練設備を備えた「原子力訓練センター」があり、運転員は運転シミュレータを使って事故時の対応などの運転訓練を行い」
ぐは。ダメだわ。 TMI事故では1分とか4分30秒後とか、NRCでは40分で蒸気発生装置が高圧乾燥し加圧器の放出と注水(Bleed and Feed)ベント作業が必要なのに、どうせ川内でも試行錯誤するんだな。

規制委は装備だけを審査していて実際の訓練や手順、作業時間は審査してない。

サリー原発(PWR)の訓練の様子を読んでるとSBOが発生すると誰でものようになる。

B.5.b対策でSOARCAを作成するためNRCはSurry原発(PWR)でSBO発生シナリオの訓練と審査を行った。 なぜそんな訓練が可能だったのか。 MELCORを使ってメルトダウンや配管の破損の発生をシミュレーションしたからリアルな訓練が可能だった。

日本にはMELCORのようなシミュレータやSBO訓練を審査する機関がない。 サリー原発訓練の経過を読めばわかるがイザと言う時には舞い上がって発電機の起動にさえ失敗してる。 さらには起動に成功したのに操作ミスで蒸気発生装置があふれてしまい再び冷却に失敗。 ブラックスタートを安全に実行するにはスキルが必要。

大飯と同じPWRであるサリー原発は2台の携行型ジーゼル駆動の高圧ポンプと1台の低圧ポンプを装備。

NRCが設定したのは、0.5~1pgaの地震で全AC/DC電源喪失、 ECST(冷却水プール)残量で操作方法と装備が制約されるSTSBO(Short Term Station Blackout)シナリオ。

3つのシナリオには蒸気発生装置の配管破断も含む。LOOP(Loss Of Offsite Power)、SBO、DC電源喪失。 原子炉はシャットダウンしRCS(Reactor Coolant System/一次冷却系)だけで隔離状態。

ECSTの残量がなくなりTDAFWが低下。その後原子炉冷却ポンプが漏洩。 ECCS動作不能で冷却不可能。シナリオでは発電所の内外の電源回復は望めない。 このシナリオをMELCORでシミュレーションしながら回復手順の監査と訓練。

はっはっは。すごいねNRCが設定したシナリオ。

大飯原発のオペレータは怖い。だぶんいい加減な書類だけで何も訓練してないだろう。 ただ椅子に座って正常かどうかチェックしてるだけだ。 三菱重工神戸造船所が5時間以内に駆けつけてきてブラックスタートできるだろうか。 おおい町から大飯原発へ落橋で渡れなかったらどうするのか。

MR. SCHAPEROW: We are spraying down the containment, depressurizing it. And we are putting more over the core.
MEMBER STETKAR: So this is not a core damage prevention?
MR. SCHAPEROW: That's correct.
MEMBER STETKAR: Okay. Thanks. Thanks. I got confused.
p162の会話で炉心溶融を防ぐシナリオではなく、炉心溶融後の格納容器水没シナリオであることが判明。 なのでp156からT=経過時刻で発生してるのはサリーPWRが炉心溶融に至るまでのイベントだ。

p156
サリーには2台のジーゼル駆動の高圧注水ポンプと1台の低圧注水ポンプがあり ジーゼル駆動のAFWを使ったブラックスタートが可能な状態。

サリー原発に0.5-1pgaの巨大地震が発生し、すべてのAC/DC電源を喪失。 緊急CST(凝縮冷却水タンク)の残量が設備の使用可能を制約するシナリオ。

そして対応に失敗したケースのタイムラインの記述。

T=0 LOOP(loss of offsite power)とSBOとDC電源喪失発生。 原子炉停止、RCSで格納容器隔離状態。 TDAFWは緊急CSTの破壊で使用不可能。 後に原子炉冷却ポンプの封印破損も発生。 ECCSと格納容器の冷却に失敗。 発電所内外の電源が作業中に回復する見込みはない。

T=30 EDGとSBOジーゼル発電機の起動を試みるが失敗。 RCS圧力はcode safetyバルブで維持されている。 PRVは装備と空気ボンベがないので不可能。 彼らは携行型電源を使ってRCSと蒸気発生装置の回復を試みる。 EDGとSBOジーゼル発電機の手動起動に再び失敗。 EOF(nearsite Emergency Operations Facility)に要員到着、まず状況チェックと操作員に別の緩和策を指示。

T=1時間30分 EOFが装置の携行型電源の維持手順を連絡。 RCSの為の携行型ジーゼル高圧ポンプを接続。 サリー原発の水源ジェームズ川なので豊富で心配ない。 蒸気発生装置のPORVを手動操作する為の携行型ボトル(portable bottles)を使用。 格納容器を水没させるための低圧ポンプを接続。 以上がEOFが提案した手順。

T=1時間45分 EOFはプラントの状態に応じた実行を優先することを推奨。

T=2時間 地震によるインフラ破壊で遅延。 TSC(Technical Support Center)に要員到着。プラントの状態を見て別の方策を指示。

T=3時間 炉心溶融開始。

T=3時間45分 RCSホットレッグ配管破断、RCS減圧。事故対応の焦点は格納容器水没に移る。


Surry(PWR)でSBO訓練と手順確認で冷却水がなくなり乾いて高圧になった蒸気発生装置をPORV(Pilot Operated Relief Vent)操作員が開放ベントする話になりNRCの委員がそれは決死隊だと指摘。会議がショボンとした。 p164 ML11363A110


RCICブラックスタートとSRV用の携帯型発電機と圧力確認、携行型ジーゼル駆動ポンプをRCS接続 CST準備… Stetkar委員:「ボブ、最初の弾丸の為に、我々は4人の身体を消費した(consumed)。わかるか?」

やはり過酷事故対応は決死隊だな。川内を再稼動するのなら誰が過酷事故対応をやるのか明確に決めるべきだ。フクイチのように何もかも放り投げて逃げださない誓約書でも書いて貰うんだな。フクイチで踏みとどまったのはヤクザだけだったようだけど。


Stetkar委員「私はこれらの手順(加圧器のPROV/ブリード&フィードベント)を教えられた人々の身体を心配してるのだ。…手順を教えてしまうと彼らはそれをやってしまうだろう。」

やはりPWRのブラックスタート手順は命がけだ。死人がでるような手順なのに、これをNRCが公開するとみんなが真似しちゃうだろと Stetkar p164 ML11363A110

PWRでSBOが起きた場合South Texas原発によれば蒸気発生装置は40分から45分で高圧乾燥状態になり PORV(Pilot Operated Relief Vent)決死隊による開放ベントが必要になる。

「蒸気発生装置が40分から45分で高圧乾燥してしまう。 なので加圧器の操作員開放バルブを開放し熱蒸気を出して注水(bleed and feed)冷却するようなことにならないように。」 Stetkar委員

PWRの炉心溶融はSBOから3時間ではじまる。3時間半後からホットレッグ(原子炉と蒸気発生装置間の配管)の破断が起きる。 by MELCOR分析。配管って地震がなくても蒸気圧が大きくなると破断するのか。水素が発生すると水蒸気と違って水に凝縮しないから。

大飯原発の格納容器のスプレーって何時使うのかと思ってたけど、 PWRの炉心溶融が発生してコアが溶け、冷却水がなくなり、さらに溶けて床に落ちたときに格納容器のスプレーを作動させる。

PWRで電源喪失が起きると3時間45分後には炉心溶融が原因でホットレッグ配管が破断する。 これは一次冷却系の配管なので以降は冷却不可能。この後できるのは格納容器のスプレーを作動して水没させること。

MELCORはメルトダウンすると診断してしまった。SOARCAに記述されてるブラックラン手順は検討されることなく 12:27にミーティングは終了、みんな昼食に行ってしまう。w 1:16pmに再開されたけど別の話題に移ってしまった。 p171 ML11363A110

何やら発生率で誤魔化そうとするムラに対して安全対策の矛盾点で議論を仕掛けて行くこのおっさんが気に入った。
John W. Stetkar ACRS委員長

T=0SBO発生。ECSTの残量がなくなりTDAFWが低下。あとで原子炉冷却ポンプから漏洩。ECCS動作不能で冷却不可。オンサイトとオフサイトともに電源回復の見込みなし。
T=40分→45分蒸気発生装置が高圧乾燥。決死隊による加圧器の操作員開放バルブ開放。熱蒸気の放出と注水(Bleed and Feed)冷却作業。
T=→3時間まで加圧器のBleed and Feedが成功した場合はTDAFWのブラックスタート開始。
T=3時間炉心溶融開始
T=3時間45分ホットレッグ配管が破断。原子炉と蒸気発生装置間の一次冷却系の配管なので以降は冷却不能。格納容器スプレーを作動させ水没開始。
T=5時間ECST(緊急時復水貯蔵タンク)枯渇 730m3
T=7時間ECST(緊急時復水貯蔵タンク)枯渇 1035m3
T=x水源が残っていてバッテリー切れならTDAFWのブラックラン開始。しかしこの saic.com の提案する手順は概念のみで具体性がない。
T=46.3時間関電の希望的観測
T=72時間ようやく仮鉄塔

スウェーデンと浜岡で配管が破断した事故があったけど、MELCORのシミュレーションやJohn W. Stetkarの話を総合すると原発は過酷事故発生時は配管が壊れるということ。地震や老朽化は関係ない。炉心溶融すると水素が発生する。水素は液体に凝縮しないので高圧になって破断。

ML11363A110の172ページから316ページにかけてJohn W. Stetkarがぶっちゃけたことは重要。 原発の設計者はバルブを信頼して設計、そしてバルブが開放されることを保証してる。 でも実際は配管が破断する前にバルブから漏れてしまうというのが本当の話。

「開放弁が開くか、ポンプが密閉されてるか、バルブのパッキンは大丈夫かなど配管の調査担当に 配管部品の構造分析を命令しなければ調べたりしないだろう。 そして原発担当がそれを知らないことをあんたは知ってるのか。」 p190 ML11363A110
フクイチは2010年6月21日にSTETKARが言った通りの事故になった。

そもそもの話で、加圧水型というのはイザという時に冷却可能にするため冷却水の循環系を2つに分離したはず。 しかしSTETKARの話だと肝心な時にホットレッグ配管が壊れて冷却不能になる。炉心溶融が始まると一次冷却系が壊れてしまうのだ。

関電の46.3時間なんて希望的観測だ。5時間どころか40分以内の対策はあるのか。

フクイチ2号機はSRV解放後にS/C付近で衝撃音。これはPWRの一次冷却系をBleed and Feedすると二次冷却系との圧力不均衡が原因で蒸気発生装置の配管やホットレッグが破断するのと同じ。ベントすると保たれていた圧力の均衡が崩れ配管が破断。

原子力産業新聞の1979年(昭和54年)5月3日号にTMI事故を受けてBWRの動きを検証してる。
TMI事故後欧米と違い日本は事故対策を怠った。日本はターンキーで渡されたバカ軍団だったのでサプレッションチェンバーにベント管が接続されてると減圧できなくなる設計の欠陥に気付いてない。

ベント管がサプレッションチェンバーに接続されてる。→減圧できない。→冷却水を注水できない。→冷却不可能。→メルトダウン。という程度の想像力もムラにはなかった。当時既に前頭葉を被曝していて論理的に考えることができなかったのだろうな。

ゆっくり圧力が変化する場合は配管やバルブ、ポンプの封印は耐えるが、ベントのような急激な圧力変化には耐えられない。だから100回から200回バルブ操作を小刻みに行えば破断を防げる。しかし、そんな操作を実際に行うのは不可能だとSCHAPEROWが発言。

東電は米国電力研究所(EPRI)のMAAP、原子力安全基盤機構(JNES)とサンディア国立研究所(SNL)、オークリッジ国立研究所(ORNL)はMELCORでシミュレーション。 2010年のSOARCAの議論(ML11363A110)から2号機のS/Cの異音が何故起きたのかは明白。

原子炉が炉心溶融を起こしたのでSR弁を開く。でもSR弁の先の配管はサプレッションプールに直結してる。しかしSR弁が閉じていてもサプレッションプール側から圧力がかかっていたはず。この設計はおかしいとSCHAPEROWとBLEYの間で了解。 p217 ML11363A110

SR弁が開かないことも、開いたとしても配管がS/Cにつながってるので無意味なことをムラは十分承知してたのか。 で、この場合ドライウェルベントでしか解決できないことになるけど、それは致死性の希ガスを環境に放出すること。 p221 ML11363A110

BWRもPWRも原発は底無しにポンコツ設計。老朽化を心配する人もいるけど新品でもじゅうぶんポンコツ認定できるぞ。

State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses(SOARCA) Project Volume 2: Surry Integrated Analysis ML120260681

地震で交流電源障害(LTSBO)、もっと深刻な直流電源障害(STSBO)を起こすことをNRCはSOARCAで想定。 SBO時はTDAFW(タービン駆動型補助給水系)は決定的な冷却手段。

10 CFR 50.54(hh)にTDAFWを直流制御電源なしで起動するの「ブラックスタート」手順。 バッテリなしでTDAFWを作動させる「ブラックラン」手順があるとか。44/559ページ。ML120260681

「ブラックスタート」手順。 蒸気発生装置のレベルを操作員が見ながら蒸気発生装置があふれてTDAFWのタービンに流出しないように ポータブル発電機を使って手動でTDAFWの流量を制御する手順。 電源(バッテリー、発電機)が切れるまでTDAFWをコアの冷却に使うことができるとしている。

PWRの深刻なSBO発生時でバッテリーが切れの後はTDAFWポンプでブラックランを動作させ冷却することが可能。しかしブラックラン手順の詳細が ML120260681 に書かれてないぞNRC。

もちろん大飯原発のPWRでSBO時のAFWのブラックスタート手順もバッテリーが切れた後のブラックラン手順も ネットの検索結果にでてこない。AFWをブラックランさせる時をフクイチ事故で例えると、猿の会議でホームセンターにバッテリーを買出しに行こうとか言ってる頃だ。

BWRでバッテリー電源なしのRCICブラックラン手順。28/559ページの注(*) ML120260681 圧力容器からあふれてRCICのタービンに流れてこないように 圧力容器のレベルを見ながらRCICの流量をポータブル発電機を使って調節するBWRでのブラックラン手順。 フクイチの2号機以降はRCICとHPICを装備していたのだけど、フクイチの人達はブラックラン手順を知ってただろうか。いやバッテリーを買出しに行こうとしていたのであって、ポータブル発電機を買出しに行こうとはしてなかったよな。

「大飯3・4号機の緊急安全対策にかかる設備の概要」 資料ST第5-2-5 大飯は緊急安全対策として何かやったみたいだ。

AFWは冷却水にECST(Emergency Condensate Storage Tank/緊急時復水貯蔵タンク)を使用するが5時間しかもたない。なので5時間以内に新たな水源を確保しなければならない。48ページ。

127ページの記述で正確には5時間8分でECSTが空になったというテスト結果。 大飯では従来の復水ピットに加えてC-2次系純粋タンク、2次系純粋タンク(予備)の3つのタンクで対応する。

5時間で凹んでいたらECSTは0.4gにしか耐えられない。耐震性に問題があるとか。42/44ページ。 ML12223A323

大飯では復水ピット(730m3)、C-2次系純粋タンク(3030m3)、2次系純粋タンク(予備 2700m3)の3つのタンクの耐震性能の話になるのだろう。 ECSTが0.4gの耐震性能しかない話は日本ではCクラスの耐震設計のこと。 C-2次系純粋タンク、2次系純粋タンク(予備)は耐震設計Cクラスなので壊れてしまう。 残るのは復水ピット(730m3)だけだが、それだと従来の設計どおり5時間

1035m3で18.7時間持つと書いてあるけどなんか計算間違ってね。 1035+3030+2700=6765m3なら46.3時間。 でもこれはC-2次系純粋タンク、2次系純粋タンク(予備)が壊れなかった場合の話。 壊れた場合は1035m3の復水ピットだけになるので7時間

緊急安全対策で改善して最大46.3時間。でも耐震でないタンクが壊れると7時間。 鉄塔の復旧には3日以上かかった。

ポータブル発電機を使ったマニュアル操作であるブラック・スタート手順がカギになる。 「ポータブル発電機を使って蒸気発生装置のレベルを操作員が見ながら、蒸気発生装置があふれてTDAFWのタービンに流出しないように手動でTDAFWの流量を制御する手順。」 でもこれカミワザかも。

PWRのブラックスタートやブラックラン手順を提案したのは saic.com だとドラフトのURLから判明。

軍事産業がSBO時の対応手順を検討してた。 PWRは原潜や原子力空母に使われてるからかと思ったけど、911テロ対応のB.5.bの一環でSOARCAを始めたらしい。

停電3日目、ようやく仮鉄塔…北海道・登別

 暴風雪により鉄塔が倒れるなどしたために起きた北海道登別市や室蘭市などの大規模停電は、3日目の29日になっても、約6770戸(正午現在)で停電が続いている。

 倒れた鉄塔の復旧が進まないためで、同日午前、鉄塔の代わりに、送電線を張る仮の鉄柱の設置が急ピッチで進められている。

 鉄塔が倒れた登別市内の現場では、作業員ら約100人が鉄柱を組む作業を進めている。鉄柱は3本1組で、2か所に設置する。高さは約26メートル。送電線は、道央自動車道をまたいで張る必要があり、東日本高速道路は29日午前11時半から道央自動車道登別室蘭インターチェンジ(IC)と登別東IC間を通行止めにした。停電の復旧は30日になると見込まれている。

2012年11月29日14時38分  読売新聞)

登別では鉄塔が倒壊し3日経っても停電は復旧してない。

送電網、着雪が大敵 強風の影響拡大か 悪条件重複し鉄塔倒壊 胆振大停電

胆振管内で発生した大停電は30日午後に全面復旧したが、登別、室蘭両市内では別の送電線が故障したことで影響が広範囲にわたった。登別は鉄塔倒壊、室蘭は断線と送電の自動停止装置作動という別の理由だったが、いずれも暴風雪で電線の周りを覆うように雪がついたこと(着雪)が原因だった。

 電力技術の研究開発を行っている電力中央研究所(東京)によると、着雪は、湿った雪が降り、風が吹くなど複数の条件が重なった時に発生する。送電線に着雪すると電線が重くなる上、太くなって風の影響も受けやすくなる。電力各社は、国の基準に補強して設計しているが、想定以上の力が加わることによる断線や鉄塔倒壊が、国内では5~10年に1回程度、発生しているという。<北海道新聞12月1日朝刊掲載>

「想定以上の力が加わることによる断線や鉄塔倒壊が、国内では5~10年に1回程度、発生しているという。」 鉄塔の倒壊は結構な頻度で起きている。

泊原発のようなPWRへの送電鉄塔が倒壊し、フクイチのようにSBOを起こしたらどうなるのか。

安全委、「電源喪失は考慮不要」 原発対策遅れの原因か

東京電力福島第1原発では、地震後に外部電源が切れ非常用電源も起動しない状態が続いて事故が拡大したが、国の原子力安全委員会の指針で原発の設計の際に「長期間にわたる全電源喪失を考慮する必要はない」と規定されていることが6日、分かった。

 電力会社は国の指針に基づいて原発を設計、建設しており、この規定が設備の不備や対策の遅れにつながった可能性もある。

 今回の事故を受け、経済産業省は3月末に、津波による長期の電源喪失に備えて非常用電源を確保するよう電力会社などに指示したが、電力関係者からは「そもそも国の指針に不備があるのではないか」との声も出ている。

 指針は1990年に定めた「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」。

 59項目のうち、27番目の「電源喪失に対する設計上の考慮」で、外部電源などの全交流電源が短時間喪失した場合に、原子炉を安全に停止し、その後の冷却を確保できる設計であることを要求。

 その解説で、長期間の電源喪失は「送電線の復旧または非常用交流電源設備の復旧が期待できるので考慮する必要はない」としている。

 第1原発は地震で外部電源を喪失。復旧に10日程度かかり、非常用電源も一部しか機能しなかったため原子炉が冷却できず、核燃料の損傷や原子炉建屋の爆発が起きた。

 経産省の関係者は「指針は必要に応じて見直すべきではないか」としている。

SBOというか、安全神話で自らを洗脳してしまったムラビトには安全対策という発想がなかった。

BWRでのSBO対策は蒸気駆動型冷却系のHPCIとRCICで、PWRではAFR(Auxiliary Feed Water)。 大飯原発に装備されてるかは不明。

ムラが検討したシナリオと対策。なんともグダグダ。本当に未対策なかんじ。
最終ヒートシンク喪失(LUHS)対策のシナリオ整理 平成24年1月23日
「表―1LUHS発生後のUHS復旧過程における除熱方策イメージ」

PWRはSBO発生時でも電源と水源と圧縮空気が必須。

TDAFWとは "Turbine Driven Auxiliary FeedWater" でタービン駆動型補助給水系、大飯では「タービン動補助給水ポンプ」。
MDAFWは "Motor Driven Auxiliary FeedWater" はモータ駆動型補助給水系。大飯では「電動補助給水ポンプ」。
TDAFWはタービン駆動であるがバッテリー電源が必要。

「代替電源の電源容量が大きい場合には、TDAFWに替えて、電動駆動(MD)A FWポンプが使用できる。」

TDAFW for PWR
PWRのSBO対策はジーゼル発電機が少なくとも1つ稼動することが前提になってる。 PWRでSBOの議論はタブーなのか。電源はTDAFWでもMDAFWでも必須。さらに水源も必要。 地震で鉄塔が倒壊して津波の泥水でストレーナが詰まると簡単にメルトダウンしてしまうだろう。

TDAFWは故障点(Single Point of Failure)だという指摘。

ジーゼル発電機は津波にさらわれ送電鉄塔は倒壊してたのだから フクイチがPWRだったとしてもTDAFWのバッテリーが切れてメルトダウンしただろう。 いや、その前に1号機のICと同じで水源を使い果たしてメルトダウンかな。

そこで2009年頃 ClydeUnion Pumps Turbine Water Lubricated (TWL) turbine/pump setが登場。このTWLにAFWをリプレースすれば電源なしでも冷却水を注水できる。
Big Efficiency Gains from 5-Axis Machining of Pumps PWR向けに結構売れたとか。しかし水源と圧縮空気の問題は残る。

原子力産業新聞の1979年(昭和54年)5月3日号にTMI事故の解説を発見。
二次冷却系の給水が止まって1分後に加圧器の水圧が急上昇。4分半後に操作員がECCSを手動停止してしまうという。

川内原発 規制委 ずさん審査

2014年8月14日(木)
川内原発 規制委 ずさん審査 独自解析せず九電任せ
原子力規制委員会が実施中の九州電力川内(せんだい)原発1、2号機(鹿児島県薩摩川内市)の規制基準への適合性審査で、重大事故対策の有効性評価について、以前行われていたクロスチェック(異なる角度からの点検)解析が厳正に実施されていないことが13日までに分かりました。規制委が発表した資料(「技術報告」)で判明しました。規制委の審査がいかにずさんかを改めて示したもので、審査で適合とされたからといって、再稼働の条件とはなりえないことが浮き彫りになりました。

 福島第1原発事故前の原発の設置(変更)許可に関する審査では、事故を想定した事業者の解析の妥当性を判断するため、旧原子力安全・保安院や旧原子力安全委員会が、事業者の提出した解析と同じ条件で、事業者の計算ソフト(コード)とは異なるコードを用いて独自の解析をしていました。

 ところが規制委が作成した新たな規制基準によって、初めて炉心溶融を伴う重大事故(過酷事故)への対策が、事業者に義務付けられましたが、これまでのようなクロスチェックは実施されていません。

 これに対し規制庁は「(これまで行われている)設計基準事故のチェックの仕方と、重大事故のチェックの仕方は、考え方が違っている」と認めました。

 九電は川内原発の過酷事故に関する解析をMAAP(マープ)という米国製のコードで実施。それによると、最も過酷な場合の事故シナリオで、事故発生から約19分で炉心溶融が始まり、1・5時間で原子炉圧力容器が破損します。

 九電は、事故発生の49分後から、格納容器内に水を張ることで、コンクリートと溶融燃料との反応で水素などが発生することを抑え、格納容器の破損を防げるとしています。しかし、過酷事故の解析コードには大きな不確かさがあると指摘されています。仮にこの1・5時間が半分になれば水張りは間に合わず、格納容器が破損する危険性があります。

 元原子力安全委員会事務局技術参与で原発の審査にも関わった滝谷紘一さんは「リポート(技術報告)の内容は、申請者の解析の妥当性を審査したクロスチェック解析ではない」と指摘します。

 滝谷さんは「事業者に、入力値を少し変えて『感度解析』を行わせるなどしていますが、それだけでは不十分です。コード自体にどれだけ不確かさがあるのかを見るには、少なくとも異なるコードで同じ条件で解析し、結果を付き合わせて検討する必要があります。それをしないままでは、ずさんな審査といえます」と強調します。 再稼働の条件なし鮮明 原発審査 独自解析は不可欠

 規制基準への適合性審査で、事業者は全交流電源喪失や冷却水の喪失などを仮定し、その場合の原子炉の温度や圧力などの状態をコンピューターで解析しています。それをもとに消防ホースで注水するなどの対策で、大規模な放射性物質の放出を防止できるかを確認していきます。

 しかし、溶けた核燃料の動きや、溶融燃料と水やコンクリートとの反応など過酷事故に関する解析には大きな不確かさを伴うことが分かっています。

 例えば、東京電力福島第1原発事故では、東電がMAAP(マープ)という計算ソフト(コード)を使った事故解析を実施。それによると、1号機の圧力容器が破損する時間は、炉の停止から15時間になります。

 旧保安院も異なるコードを使ってクロスチェック解析を実施し、その結果を発表しています。保安院の解析では、1号機については、圧力容器破損まで5時間と、東電解析の3分の1になっています。

 また、3号機のこれまでのMAAPによる解析では、原子炉圧力容器が破損しないという結果が出ていました。東電が6日に発表した新たな解析では、炉心溶融時間が約5時間早まり、圧力容器も損傷する結果になりました。

 また、3号機で溶融した燃料は、解析ではほぼ全量が格納容器に落下しているという結果です。しかし、東電は「MAAPは全量落下となりやすい傾向がある」として、一部は圧力容器内に残っているという見解を示しており、過酷事故解析の不確かさを示しています。

 適合性審査においても、同様の不確かさが懸念されています。規制委員会が事業者の解析に依存し、個別の原発に対する独自の解析を行わない審査では、科学的・技術的に厳正な審査とはいえません。(松沼 環)

「最も過酷な場合の事故シナリオで、事故発生から約19分で炉心溶融が始まり、1・5時間で原子炉圧力容器が破損します。」
ぐげ。19分かよ。

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