②-e 東電のPRAでのスクラム失敗、2015/5/27 新潟県原子力発電所の安全管理に関する技術委員会 [東電核災害の検証・新潟県技術委]
2015年5月27日、新潟県の技術委員会があった。今日の資料は１４もあり多かった。
県のWEB・・平成27年度第１回新潟県原子力発電所の安全管理に関する技術委員会（平成27年５月27日開催）
http://www.pref.niigata.lg.jp/genshiryoku/1356813191206.html
大別すると
①課題別ディスカッションの「課題１地震動による重要機器の影響」
②課題別ディスカッションの課題２から６までのこれまでの要約
ここまでは・・http://hatake-eco-nuclear.blog.so-net.ne.jp/2015-05-29
③東電シビアアクシデントシナリオに関する鈴木委員と東京電力のディスカッション
福島第一で起きたこと、柏崎刈羽原発6号機、7号機で東電の想定箇所は
ここまでは・・http://hatake-eco-nuclear.blog.so-net.ne.jp/2015-05-30
東電の回答、その根拠としたこれまでの試験、鈴木委員のコメント
ここまでは・・http://hatake-eco-nuclear.blog.so-net.ne.jp/2015-05-30-1
メルトダウン防止・フェーズⅠの米国の耐圧強化ベント
これは先々回・・http://hatake-eco-nuclear.blog.so-net.ne.jp/2015-05-31
スウェーデン、ドイツの放射能を除くベント
これは先回・・ http://hatake-eco-nuclear.blog.so-net.ne.jp/2015-06-06
④フィルタベント設備について東京電力の説明資料
⑤フィルタベント検証の位置付け
③の続き
BWRのシビアアクシデントの事故シーケンスには、制御棒の挿入に失敗、スクラムに失敗する場合があります。原子炉圧力容器の底から制御棒を押し込むBWRでは起こり得る事故シーケンス、「原子炉停止機能喪失」。炉心の一部で核分裂反応が継続している状態です。大量の水蒸気が発生して、格納容器が速く高圧化。この事故シーケンスでは燃料損傷・メルトダウン前に格納容器が過圧破損する。
参照・・http://hatake-eco-nuclear.blog.so-net.ne.jp/2015-05-15
東京電力のPRA 確率論的リスク評価での制御棒の挿入失敗
この原子炉停止機能喪失の事故シーケンスグループを東電は「炉心損傷防止対策の有効性評価に係わる事故シーケンス」に位置付けています。そして柏崎刈羽原発6,7号機の確率論的リスク評価PRAの対象にしています。
PRAについて参照・・http://hatake-eco-nuclear.blog.so-net.ne.jp/2015-06-06
具体的には、過渡事象＋原子炉停止失敗、小LOCK＋原子炉停止失敗、中LOCK＋原子炉停止失敗、大LOCK＋原子炉停止失敗をあげていますが、原子炉停止失敗と小・中・大のLOCKが組み合わさった事故シーケンスはLOCAで評価しているとして、過渡事象＋原子炉停止失敗だけを評価対象にしています。
対応する主な対策・設備には、ほう酸水注入系（SLC）、高圧炉注水系（HPCF）、原子炉隔離時冷却系（RCIC）、残留熱除去（RHR）、代替制御棒挿入（ARI）機能、代替冷却材再循環ポンプ・トリップ（RPT）機能を挙げています。（下記資料の表1－3）
そして「炉心で発生した大量の水蒸気が格納容器へ放出され、格納容器圧力が早期に上昇して、格納容器が過圧破損に至る」格納容器破損モードをとるとしています。
新規制基準適合性に係る審査会合説明資料の「事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定について」・・http://www.tepco.co.jp/solution/power_equipment/nuclear_power/pdf/nuclear_power_141002_01.pdf
炉心損傷防止の有効性評価
ただし、確率論的リスク評価PRAから外して「炉心損傷防止の有効性評価」の対象にしている。理由は「要求事項に『炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待することが困難なもの（格納容器先行破損シーケンス、格納容器バイパス等）にあっては、炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性があることを確認する。』と記載」があることです。理由になっていないと考えますが、それは脇に置いて、評価の際の原子力発電プラントの対応設備が違います。
柏崎刈羽原発6,7号機の確率論的リスク評価PRAは1992年7月時点の設備で評価します。炉心損傷防止の有効性評価は3.11東電核災害後の緊急安全対策も含みます。たとえばPRAは電源車、消防車は無しでリスク評価しますが、有効性評価は配備有で炉心損傷防止に役立つか評価します。
レベル１PRAでの制御棒の挿入失敗
東電は、炉心損傷事故の発生頻度までを評価するレベル1で発電システムの内部で起きるランダムな故障やヒューマンエラー人的過誤を事故の発端とするPRAを行っています。
審査会合説明資料の「確率論的リスク評価について（内部事象 運転時レベル１）」・・http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/handouts/2014/images/handouts_140722_04-j.pdf
その資料では制御棒の挿入失敗について、発生した場合の「リスク増加が高いとともに、制御棒以外の原子炉停止機能がホウ酸水注入系統のATWS対応設備のみとなる」(3.1.1-27)。ATWSは Anticipated Trangent Without Scram の頭文字を採った略語。原子炉スクラムが要求されたにもかかわらず、原子炉安全保護系（あるいは停止系）の故障などにより原子炉がスクラムしない「スクラム失敗」です。
対応設備はホウ酸水注入系（SLC）の他に、原子炉保護系とは別の信号で制御棒を挿入を命じる代替制御棒挿入（ARI）、再循環ポンプを停止・トリップし炉心流量を減少させ、高速中性子減速をしないボイドが急速に炉心に停滞させ核分裂連鎖を減らす負の反応度を加える再循環ポンプ・トリップ（RPT）があります。ホウ酸水は中性子を吸収して核分裂連鎖を無くし負の反応度を投入するのに対して、RPTは原子炉圧力上昇を緩和し、原子炉停止を補助する機能です。
制御棒の緊急挿入に失敗しても、再循環ポンプ・トリップ（RPT）の「作動により原子炉出力を抑制し、SLC起動に成功すれば」原子炉の核分裂が連鎖しない未臨界になります。(3.1.1-18)
東電は「制御棒の挿入失敗は高いRAWを示したものの、FV重要度は非常に小さいことから、原子炉停止機能としては高い信頼性が確保されているものと考える。」(3.1.1-27)と主張します。しかしRAWとFV重要度の評価結果表は「商業機密に属します」として公開していません。主張が検証できません。また機能の信頼性とは直接関係しません。RAWが高ければFV重要度が低くともリスク重要度は高いと考えます。
東京電力は、レベル1の地震でのPRA確率炉的リスク評価を行っています。それでは原子炉の核分裂が連鎖しない未臨界を確保できない、核分裂の連鎖が継続している「未臨界確保失敗シーケンス」を検討しています。主な事故シーケンスは全交流電源喪失（SBO）とスクラム失敗（ATWS)が重なった場合です。
炉心損傷の割合（寄与割合）は、2.7%です。数字だけ見ると小さいですが、高圧の炉への注水、減圧して低圧の炉への注水に共に失敗してメルトダウンする事故シーケンス（TQUV）は0.1%と東電は評価しています。その27倍です。（第3.2.1d-5表92頁）
http://www.tepco.co.jp/solution/power_equipment/nuclear_power/pdf/nuclear_power_140930_01.pdf
