1号機・非常用復水器 - みやぎ脱原発・風の会

２０１３．１２．１４
みやぎ脱原発・風の会公開学習会ｖｏｌ．３
＜臆病ネコの嘘を見破れるか？＞
―１号機は設計ミスだった？―
仙台原子力問題研究グループ
石川徳春
1
福島第一原発１号機（北西側・免震重要棟側より）
爆発後
爆発前
ブタの鼻（ＩＣベント管の先端）
天井部分に鉄骨なし？
航
空
機
墜
落
や
テ
ロ
に
対
し
て
も
大
丈
夫
だ
っ
た
？
2
１号機建屋断面図
４
階
は
こ
こ
！
地上
地上
Ａ原子炉建屋
Ｂタービン建屋
3
単なるレイアウト変更？（設置許可と工事認可の軽さ
設置許可申請書での配置
プールは東西に長い形状
）
実際の配置（工事認可？）
プールは南北に長い形状
４
階
平
面
図
ブタの鼻
4
◎発電用原子炉の設置、運転等の法規制
★原子炉等規制法（福島原発事故後の改正版：規制委主体に）
○第４章・第２節発電用原子炉の設置、運転等に関する規制（４３条の３の５～）
「設置許可・変更許可の基準」（４３条の３の６、４３条の３の８）
１号平和目的＊原子力委員会の意見聴取義務（４３条の３の６３項）
２号設置に必要な技術的能力及び経理的基礎
※「経理的基礎」も規制委が判断？⇒東電にあるか？柏崎刈羽の再稼動？
▲除染費未払いについて石崎東電副社長「経営状況が悪いことを理由に」11.2朝日
▲ＫＫ再稼動は借入のため＝今は「経理的基礎なし」と自認？分社化でしっぽ切り？
３号重大事故発生・拡大防止、適確運転に必要な技術的能力
４号位置・構造・設備が災害防止上支障なし
⇒技術的能力が東電にあるか？地震・津波・火山＋テロ・ミサイル攻撃？
○法４３条の３の２４「保安規定」
２項災害防止上不十分なら、規制委は認可してはならない。
４項原子炉設置者・従事者は保安規定を守らなければならない。
⇒福島事故の教訓は反映されているか？事故時の運転操作・マニュアルの
不備等をきちんと検証しているか？
5
★実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（実用炉規則）
＜大幅（全面？）改訂＝電気事業法による規定を移行整理＞
○発電用原子炉の設置（変更）許可申請書記載事項（３条１項２号）
イ原子炉施設の位置
以下のものの「構造及び設備」
ハ原子炉本体
ホ原子炉冷却系統施設
ト放射性廃棄物廃棄施設
リ原子炉格納施設
ロ原子炉施設の一般構造
二
へ
チ
ヌ
核燃料取扱・貯蔵施設
計測制御系統施設
放射線管理施設
その他附属施設
○申請書の添付書類１～１１（３条２項）
８原子炉施設の安全設計に関する説明書
１０事故発生時の対処に必要な施設・体制整備に関する説明書
⇒「説明」が不十分でも許される？「図」は違っていても構わない？
○別表１「中欄」規定の工事計画（主に各種設備等の「改造」）は、着手前に認
可が必要（４３条の３の９１項）
○別表１「下欄」規定の工事計画（主に各種設備等の「修理」）は、事前届出（４
３条の３の１０１項）
※改正前、法２７条設計・工事方法の変更認可は法７３条で発電炉適用外！
6
１号機・非常用復水器（ＩＣ）の概要
①
Ｉ
Ｃ
作
動
条
件
（東電の図に加筆）
②設計上は‥
ブ
タ
の
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３通
弁常
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。、
第
7
東電の事故時対応は適正？（ＩＣ作動概況）
○Ａ・Ｂ２系統、「弁」が各４つ。復水器（冷却水タンク）上流側＝蒸気管に２つ（１弁、２
弁）、下流側＝ドレン管に２つ（３弁、４弁）。格納容器内に２つ（１弁、４弁：交流駆
動、１５秒で閉）、復水器近くに２つ（２弁、３弁：直流駆動、２０秒で閉）。
○通常は下流・復水器側第３弁が閉じられ、残り３つは開状態。非常時（７．１３MPa
以上の原子炉圧力が１５秒間以上継続＜2011.9.9東電報告・添付資料7-10＞）に
第３弁が開き（全弁「開」で）すぐに作動。原子炉からの水蒸気がタンク内で冷や
され水（復水）となり、自重で原子炉へ（重力で自然循環・駆動用電源不要）。
１４：４６地震・自動スクラム、その後主蒸気隔離弁閉鎖
１４：５２Ａ・Ｂ２系統とも自動起動（３Ａ弁・３Ｂ弁が自動開）
１５：０３両系統とも運転員が手動停止（「温度降下率」遵守で？⇒後述）
１５：１７～１５：１９Ａ系統のみ手動で起動・停止（３Ａ弁の開閉）
１５：２３～２５、１５：３２～３４にもＡ系統のみ作動させ、原子炉圧力維持
１５：３７頃津波により？全交流電源喪失・直流電源も喪失（ＳＢＯ）
隔離信号で４つの弁が「閉または不完全閉」？（各電源がいつ完全喪失？）
※１５：３６：５９データ「1A,2A,1B,2B,3A,4A,3B,4B」：「1,1,0（閉）,1,0,1,0,0（閉）」の謎も。
１７：１９タンク水量確認に運転員が現場へ（１７：５０原子炉建屋高線量で撤退）
ＩＣ不作動＝冷却なしで、この頃炉心損傷（＋逃し安全弁「作動音なし」の謎も？）
１８：１８（や２１：３０）の直流電源回復時、３Ａ弁を手動開（短時間作動？）。
8
IC隔離弁の動作イメージ
（事故分析検討会（第５回）資料１より）
9
IC弁の電気設備構成
（事故分析検討会（第５回）資料１より）
な
ぜ
違
い
が
生
じ
た
の
か
？
10
電気設備の配置
（事故分析検討会（第５回）資料１より：次の２枚も）
青
矢
印
が
津
波
の
進
入
方
向
（
東
電
推
定
）
11
こ
こ
か
ら
浸
水
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大
？
12
１
Ｂ
・
４
Ｂ
も
開
閉
不
明
？
13
◆ＩＣタンク水量（維持管理）の「日常的手抜き」？
設置許可申請書の基準
ところが実際は‥‥
・タンク有効保有水量（胴側冷却水量）
２系統とも１０６m３（１００％）
（ちなみに、８０％なら８５m３）
・事故直前 ⇒日常的手抜き？
Ａ系：約８０％、Ｂ系：約８０％
・事故後Ｈ２３．４．３（中央操作室計器）
Ａ系：６３％、Ｂ系：８３％
・事故後Ｈ２３．１０．１８（現場調査）
Ａ系：６５％、Ｂ系：８５％
・冷却性能
補給なしで８時間
（ちなみに、８０％なら６時間半）
・東電報告書（運転員の認識？）
６時間（左下※） ⇒上記手抜き前提？
でも、前述のとおり、14:52作動後約２時
間半の17:19にタンク水位確認のため
運転員が現場へ。（しかし原子炉建屋
高線量で17:50「ＩＣ組」撤収）。
⇒上記の認識自体なかったのでは？
※事故時運転操作手順書（事象ベース）
でも「約６時間」(p.12-4-1、p.12-4-21)
14
◇ＩＣ冷却水水位・水温の変化（推定）
東電H23.11.22参考資料「１号機非常用復水器の動作状況の評価について」より
地
震
前
か
ら
日
常
的
に
！
14:46地震後に自動起動
Ａ系３回手動操作後に１００℃程度に？
15
計測機器故障の原因究明こそが重要！
こ
の
高
温
の
原
因
は
？
原因究明こそが重要！
2011.12.02東電中間報告添付資料10-5 2/316
「マニュアル遵守」でＩＣを手動停止？
○敦賀１では、過去１０年間に２回の作動実績＜2011.11.18保安院ﾆｭｰｽﾘﾘｰｽ＞
『手順書』で「ＩＣを使うという決め打ち」がされている。
＜2011.11.25保安院「技術的知見に関する意見聴取会」第３回議事録p.18＞
・「①Ｈ１５．１２．１９」と「②Ｈ１６．６．８」、タービン加減弁急速閉によるスクラム後、
「主蒸気隔離弁全閉」で１系統を手動操作（弁を開閉）し、原子炉冷却を維持。
・原子炉圧力は、①６．３７～６．８６MPa(ゲージ圧)：約７時間で１８回操作
②６．３７～６．８６MPa(ゲージ圧)：約７．５時間で１８回操作
・約４～５回作動後、冷却水温度は沸騰点（１００℃）に到達＝水蒸気発生が継続。
・隔離弁を復旧させ主復水器冷却へ移行して操作終了。＜2011.11.18日本原電＞
○１号機では直近２０年作動実績なし（逃し安全弁優先？）。＜同議事録p.18＞
14:52自動起動後、『手順書』の「温度降下率５５℃／ｈ以下」遵守で手動停止？
⇒通常時６．８MPaから４．５MPaへの急低に“動揺”して止めただけでは？
⇒３回のＡ系手動操作時、圧力は６～７MPa＝不慣れ＋早期運転再開準備？
15:37に３Ａ弁「閉」状態で電源喪失・隔離信号。
⇒誰も電源喪失後「ブタの鼻息＝ＩＣ作動」を確認せず、早期炉心熔融に！
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６～７ＭＰａの間で（なんとか）制御！
０
２
４
６
８
４
．
５
Ｍ
Ｐ
ａ
へ
の
急
激
な
低
下
に
驚
い
た
だ
け
で
は
？
18
老朽化による「脆（ぜい）性破壊」回避優先？
○東電はなぜ「温度降下率５５℃／ｈ以下」の手順書遵守を繰り返し主張？
刑事責任・損害賠償等の法的責任回避のため？運転員ミス＝東電の責任！
○事故時運転操作手順書（事象ベース）１章、１－１原子炉スクラム、
（Ｂ）主蒸気隔離弁閉の場合◆の主要項目「１２原子炉減圧」（p.1-1B-14）で、
「温度変化率５５℃／ｈ以下」が枠囲い。⇒水位・圧力安定後の冷温停止移行時！
・１２章、１２－４全交流電源喪失、２操作のポイント、２．１全般的な注意事項では、
「（３） ‥不用意な運転操作によってＩＣの運転継続を損なわせてはならない。」
・さらに、その主要項目「５原子炉減圧操作」（p.12-4-24）でも、
「温度変化率５５℃／ｈ以下」が枠囲い。⇒電源復旧後の冷温停止移行時！
○なお、同手順書105次改訂（2010.7.6）で、ＩＣ動作設定値を「7.27→7.13MPa」に、
圧力制御範囲は「6.37～7.26→6.27～7.06MPa」に（第２６回定検改造に伴い）。
⇒ 脆性遷移温度（ＮＤＴ）が５０℃：2008予測⇔設置許可上は寿命末期で５５℃！
「老朽原発（40年目）」で「脆性破壊」への懸念ゆえの「温度降下率」遵守？
19
『保安規定』で温度降下率はスクラム時「適用外」！
○手順書の上位『保安規定（2011.3）』では、４章運転管理、３節運転上の制限
・３７条（原子炉冷却材温度及び原子炉冷却材温度変化率）２項（２）②（p.4章-159）
：原子炉状態が起動・高温停止・冷温停止において「５５℃／ｈ以下」を確認。
・しかし、４節異常時の措置、７７条（異常時の措置）３項（p.4章-234）
：７６条１項の異常発生（スクラム信号発信等）から当直長が異常収束を判断する
まで、「３節運転上の制限（温度変化率５５℃／ｈ以下等）」は適用されない！！
・そして、添付１「原子炉がスクラムした場合の運転操作基準（７７条関連）」の
１号炉「表１」の「１原子炉制御、（１）スクラム、①目的」では、
原子炉を停止、十分な炉心冷却状態を維持、冷温停止状態まで冷却、等の記述。
★保安院も、津波襲来前は手順書◆１－１（Ｂ）「６圧力調整段階」（P.1-1B-6）と指摘
（意見聴取会・中間とりまとめP.67）＝後手順「１２原子炉減圧段階」ではない！
∴巨大地震でスクラムした３．１１の異常時は「温度降下率」は適用外＝当たり前！
＝事故対応上の重大な過ち！（運転員への老朽化プレッシャーが原因？）
＜「温度降下率」は圧力容器等の財産保護目的（近藤駿介・原子力委員長2012.6.29朝日）＞
20
再掲：非常用復水器（ＩＣ）の概要
（東電の図に一部加筆）
ブ
タ
の
鼻
なんとなく不自然な「遠回り」
21
配管接続図の間違い！‥どっちが？
設置許可申請書の図
非常用復水器系
東電が説明に使用した別の図
「
他
の
再
循
環
ラ
イ
ン
へ
」
と
い
う
こ
と
は
？
原子炉配管系統図
2011.5.23東電報告の別紙より
２
つ
並
べ
た
の
は
作
図
上
の
工
夫
？
この図では最短距離に。
再循環系の片方だけに接続。
22

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