再臨界が起こるかも！日本のデブリ対策（事前水張）・高浜原発パブコメ回答から②

メルトスルー前に事前に原子炉下部に水張策（日本だけの特異な奇異な対策）の効果・機能は？

 欧州のコアキャッチャーはセシウムCs137の放出量を30TBq以下になるようにする「最良の手段」と評価されている。(欧州電力事業者要求仕様/EUR)　水蒸気爆発を起きなかったら事前水張はコアキャッチャーと同等の効果・機能を持つのだろうか？

 

　規制委は、メルトスルーした溶融炉心は事前注水された下部に溜まった水に落下することから粒子化などで「形状が失われ、ホウ酸水が注入された状態において、デブリが臨界（原子核分裂の連鎖反応が一定の割合で継続している状態）に至ることは考え難いと判断しています。仮に再臨界が起こったとしても、そのエネルギーは崩壊熱に比べて十分小さいため、問題にならないと判断しています。」

　再臨界を規制委は完全に否定していません。JCOの臨界事故では核物質は粉末でした、しかし臨界が起こりました。形状やホウ酸水の濃度などで、原子核分裂の連鎖反応が一定の割合で継続している臨界に至ることがあるのです。その条件を検討し、可能性を試算し、その値も示さなくては説得力はない。それをせず「考え難いと判断」という修辞（言葉を巧みに用いて表現すること）に逃げています。言語明瞭意味不明です。

　また再臨界は「崩壊熱に比べて十分小さい」としています。崩壊熱は緊急停止直後は出力の約７％、停止からの時間経過に従って減っていきます。比較の物差しになっている崩壊熱は、何時の時点の崩壊熱量なのかを示さなければ意味のある文にはならない。これも言葉を巧みに用いて、意味がない文に意味が有る気に見せる修辞です。

　そして再臨界が起きた場合、規制委はエネルギー量・熱量だけを問題にしています。崩壊熱では中性子線は出ませんが、再臨界では生成します。それは事故収束にあたる作業員の方に被曝をもたらします。中性子線の量にもよりますが、JCOの臨界事故を想起すれば、かなり酷い状態にもなり得る。そうなる可能性があるのに、誰が収束作業に当たるのか。

そして中性子線があたった物質が放射能になってしまう。（放射化）　また、核分裂が持続的に起こるから、当然、放射能が新たにでき続ける。それによる汚染は、どれ位になるのか。セシウムCs137の総放出量が30TBq以下になるのだろうか。

汚染水の後始末は泥縄 

　また、規制委の説明通りなら、キャビティに注ぎ込まれた水は微粒子状のデブリを含んだ汚染水に化します。少なくとも1700トンの汚染水。微粒子化などにより「冷却性が高くなる」と規制委は良いことだけを言っていますが、汚染水の始末まで考慮に入れると果してどうでしょうか。

　東電の福島原発では、溶融物が何処にあるのかもわかりません。微粒子化したら一層見つけ難い。取り出すのも難しい。粒子化した溶融核燃料は、どのように集めるのでしょうか？

　東電の福島原発での汚染水から放射能を取り除く装置の稼働状況をみると、微粒子状のデブリを含んだ汚染水からの、微粒子状のデブリの除去はどうやると上手く取り除けるのだろうか。

　規制委は「適切な対応は検討できる体制を整備する方針であることを確認しています。」としています。つまり、微粒子状のデブリを含んだ汚染水の始末は何も考えていない。これが発生する対策を採っているのに、発生を予定しているのに、事故が起きたらその時になって考える、検討する。正に泥縄。（泥縄とは、泥棒を捕らえてから縄を綯う、｟なう｠を略したもの。泥棒を捕まえてから、慌てて泥棒を縛るための縄を作ることで、事が起きてから慌てて準備すること）

　

　溶融局所化装置（Melt Localizing Device、るつぼ型のキャッチャー）などは、その点を考えられていますね。

参照・・事前水張・・奇異な日本のデブリ冷却策・高浜原発パブコメ
http://hatake-eco-nuclear.blog.so-net.ne.jp/2015-01-14

　資料1　関西電力株式会社高浜発電所３号炉及び４号炉の審査書案に対する意見募集の結果等及び発電用原子炉設置変更許可について（案）【PDF：4MB】

http://www.nsr.go.jp/data/000096146.pdf

 

タグ：高浜パブコメ回答

奇異な日本のデブリ冷却策（事前水張）を正当化する規制委・高浜原発パブコメ回答から①

メルトスルー前に水張・・日本だけの特異な奇異な対策 

平成二十五年原子力規制委員会規則第五号(以下「設置許可基準規則」という)の第51条で格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備について、次のように定めている。
「第五十一条 発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、溶融し、原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な設備を設けなければならない。」
より具体的に原規技発第 1407092 号「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」で次のように定めている。
第５１条（原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備）
「１ 第５１条に規定する「溶融し、原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。なお、原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却は、溶融炉心・コンクリート相互作用(MCCI)を抑制すること及び溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために行われるものである。
ａ）原子炉格納容器下部注水設備を設置すること。原子炉格納容器下部注水設備とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ⅰ）原子炉格納容器下部注水設備（ポンプ車及び耐圧ホース等）を整備すること。（可搬型の原子炉格納容器下部注水設備の場合は、接続する建屋内の流路をあらかじめ敷設すること。）
ⅱ）原子炉格納容器下部注水設備は、多重性又は多様性及び独立性を有し、位置的分散を図ること。（ただし、建屋内の構造上の流路及び配管を除く。）
ｂ）これらの設備は、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。」

これは具体的には、メルトスルー・溶融貫通前に落下先に水を張るものである。この事前水張は、2011年の東電核災害前に導入さている。東京電力福島第一原発1号機、2号機、3号機の事故時手順書をみると、2011年1月14日、18日付で「電力共同研究にて得られた最新知見」に基づいて事前水張が導入されている。手順書の「注水―３a：RPV破損前のペデスタル初期注水」である。東電核災害の2か月前である。そして、東電核災害時には1号炉でも2号炉でも3号炉でも、このペデスタル初期注水は行われていない。何故かは知られていないが、吉田所長は行っていない。現場では机上の空論扱いである。

　ところがこの役立たずの事前水張策を、電力会社（原子力事業者）や規制委は公的に表立って導入しようとしている。高浜原発の再稼働のパブコメ（2015年1月）で問い質した。パブコメは3615件あったそうだが、その回答があったので、採点してみる。
参照・・事前水張・・奇異な日本のデブリ冷却策・高浜原発パブコメ
http://hatake-eco-nuclear.blog.so-net.ne.jp/2015-01-14

　資料1　関西電力株式会社高浜発電所３号炉及び４号炉の審査書案に対する意見募集の結果等及び発電用原子炉設置変更許可について（案）【PDF：4MB】

http://www.nsr.go.jp/data/000096146.pdf

この件に関しては次のようなコメントが寄せられていた。

これに対する回答、規制委の言い方では「考え方」は以下の2つだけである。

「水蒸気爆発の可能性は極めて低いことを確認」「水蒸気爆発は除外可能である」

どのくらいの可能性が低いのだろうか？１％？0.01%?

米国政府（米国エネルギー省)は「最も発生の確率が高い重大な原子力プラント事故後に少なくとも２４時間格納容器の完全性を維持し、炉心とコンクリートの相互作用を伴う既知の事故シナリオにおいて０．１％又はそれ未満に格納容器破損の可能性を低減する」ことを条件に技術開発に資金支援を行った。それでＢｉＭＡＣ（Basemat-internal Melt Arrest Coolability　基盤内部溶融阻止冷却装置）が開発されている。(特許出願の公開番号2011-128142）

　米国エネルギー省と同じように計算したら、事前水張策はどれ位の値になるのだろうか。具体的な可能性の数値を示さないで、「極めて低い」と漠然とした言い方で誤魔化している。それで「水蒸気爆発は除外可能」とするのは、飛躍している。

これは順序を逆にすると、判り易い。
（A）「水蒸気爆発は除外」するために「水蒸気爆発の可能性は低い」ことを示したい。しかし数値計算ができないので「極めて低い」ことにする。
（B）そのために都合よく実験データを取り上げ、解釈した。

 他家・ヨソでやっていないのに我家・ウチだけやることはない

　日本以外では、事前水張策は採っていない。溶融核燃料流出、溶融貫通前に予め原子炉下部（BWRはペデスタル、PWRではキャビティと呼称される部分）に冷却水を張ることはしない。それは、溶融物やデブリが冷却水に触れて起こる水蒸気爆発の危険を避けるためである。この日本の電力会社独自の事前水張が水蒸気爆発を起こさずにデブリを冷却する方法なら、わざわざ世界各国、メーカーがコアキャッチャー（Core Catcher、皿形の捕獲装置）、溶融局所化装置（Melt Localizing Device、るつぼ型のキャッチャー）、炉心溶融物冷却装置を開発したのだろうか？事前水張策ならポンプの増強で済むが、コアキャッチャーは高価だ。しかし、他国はそれを採る規制だ。安価で容易だから日本の規制委は、採り入れたのか？
その疑問への規制委の回答・考え方は、次の問答に現われている。

 

「欧州でも既設の原子炉に対して、ご指摘のあった技術（コアキャッチャー）の導入を義務付けるような基準になっていない」

　他家・ヨソでやっていないのに我家・ウチだけやることはないという横並び意識だ。いかにも官僚らしい。が、ヨソはヨソ、ウチはウチである。東電核災害を起こした日本の規制が、他国と同じで良いのか。何、寝惚けた事を言っているのだ！

　この規制委の考え方からは、日本が事前水張策を採ったら欧州などでも既設炉には事前水張策が採用される可能性があるという事だ。480余りの既設発電原子炉で、水蒸気爆発が起こる可能性が高まるということだ。
　逆に、コアキャッチャー設置をバックフィットで義務付ける。資源エネルギー庁の薄型コアキャッチャーの開発、既設炉への導入を前提に置き、施工性の高い薄型のコアキャッチャーの開発（発電用原子炉等安全対策高度化技術基盤整備事業）が、東芝を受託業者に選定して進んでいる。コアキャッチャー設置をバックフィットで義務付けることで、こうした更に開発が進む。既設炉に設置、後付できるコアキャッチャーができれば、世界の480余りの原発の危険性を低くすることも可能だ。
　日本だけでない、世界に影響する。再稼働されるにしても出来るだけのことはしなくては。

事前水張が水蒸気爆発を起こさずに同等の効果・機能を持つのだろうか？

コアキャッチャーはセシウムCs137の放出量を30TBq以下になるようにする「最良の手段」と評価されている。水蒸気爆発を起こさないとしたら事前水張はコアキャッチャーと同等の効果・機能を持つのだろうか？

続く

タグ：水蒸気爆発 高浜パブコメ回答

東電核災害の経験を無視・・高浜原発パブコメ

 ４－1.2.2 格納容器破損防止策（p178～209)　について

　東京電力福島第一原発1号機では、ペデスタル床の機器ドレンサンプピットに推定約80㎝と厚くデブリが堆積した。そして、デブリによってピットに設置された原子炉補機冷却系ＲＣＷが溶融損傷したと見られる。1号機の原子炉建屋では、各所の放射線量を測定したところ、ＲＣＷ配管で高い線量が測定されているからである。

　このような原子炉から溶融貫通し落下したデブリがドレンサンプピットに厚く堆積すること、それによる配管の溶融損傷の可能性、それが格納容器外への放射能の拡散ルートになる可能性は以前から指摘されている。ゼネラル・エレクトリック・カンパニイの1994年に出願した特許（特許登録番号3510670)の「コリウム遮蔽体」、（株）東芝の2009年出願の特許（特許登録番号5306074)の「原子炉格納容器ドレンサンプ」は、その対策の技術である。

高浜原発などＰＷＲは、格納容器再循環サンプが原子炉格納容器内最底部にある。流出した冷却水と非常用炉心冷却設備及び格納容器スプレイからの水を溜める。注入水源（燃料取替用水タンク）が空になった後にここに溜まった水を使うので、格納容器外の注水ポンプへ通じる配管がある。東京電力福島第一原発1号機で実際に起きたであろうデブリがドレンサンプピットに厚く堆積することが、格納容器再循環サンプで起きるであろう。

　1979 年に米国のスリーマイル島（ＴＭＩ）原発でおこた核災害、ＴＭＩ事故では希ガスとヨウ素が環境に放出された。主な経路の一つに補助建屋内に通じる配管、汚染水ドレンをピットから補助建屋内のタンクへ送る配管がある。隔離が不完全で汚染水ドレンタンクからオーバーフローして放射能が環境に放出された。

 デブリの再循環サンプでの堆積、そのデブリによる配管の溶融損傷、次に不完全な隔離の段階を経て環境汚染が生じる。先ず、再循環サンプでの堆積配管の溶融損傷を防止する策を講じることが必要である。東京電力福島第一原発1号機では実際に起きているのだから、無策は許しがたい怠慢である。次に不完全な隔離を検出して隔離を完全なのにする対策である。

　高浜原発の審査書（案）では、特にデブリの再循環サンプでの堆積と配管の溶融損傷を防止する策を審査していない。対処する技術は既にある。原子力規制委員会の審査、論議は不十分であり、審査をやり直すべきである。

この点も
多様性
受動的と能動的

タグ：高浜原発 パブコメ

人の都合、周囲の避難計画に機械、原子炉、原発が合わせるべきである・高浜原発パブコメ

4-1.2.2.1 のｐ.182［格納容器破損防止対策］について
高浜原発の重大事故想定（審査会合：2013.10.24資料1-1, p.12-29, p.12-3）では、事故発生から、
・炉心損傷（メルトダウン）開始が約19分後
・原子炉容器破損（メルトスルー開始）が約1.5時間（90分）後となっている。
これは、避難計画をどうするかという以前の問題である。住民は避難にとりかかるより相当前に放射能に襲われることになる。
それゆえ、このような事故が起こることを想定していながら、再稼働を認めることは絶対に許されることではない。
まずは炉心損傷（メルトダウン）開始、原子炉容器破損（メルトスルー開始）を遅らせる策を考えるべきである。福井県の原子力防災訓練では7時間に避難を開始している。1時間の余裕を見込んで、8時間は遅らせるべきである。避難計画と整合性を持つべきである。

　PWRの非常用炉心冷却設備は、蓄圧注入系、高圧注入系、低圧注入系および燃料取替用水タンクで構成されている。事故想定は、能動的動的 active  safety な安全系の高圧注入系、低圧注入系の不作動を想定ている。水タンクはこれら二つの系の水源であり、注水は蓄圧注入系による。
　蓄圧注入系は蓄圧タンク（ホウ酸水）、逆止弁などで構成されている。一次冷却材の喪失などで、一次冷却系の圧力が蓄圧タンクの保持圧力以下に低下すると、逆止弁が自動的に開きホウ酸水が炉心に注入される。蓄圧タンクの気相部にある加圧された窒素ガスがホウ酸水を押し出す。外部電源等の駆動源は必要としない受動的静的安全性を具えた系である。関西電力の解析想定は蓄圧タンクの保有水量、注水量を２９立方メートル（1基当り、最低保有水量）としている。それで、約19分後にメルトダウン開始である。この注水がなければもっと早まる。
　これは、蓄圧タンクを大容量化や増設して保有水量、注水量を増やせば、メルトダウンが遅くなるということである。高圧注水用のポンプ、低圧注水用のポンプは格納容器外に設置してある。同様に蓄圧タンクを格納容器外に増設も可能である。

　このようにして、炉心損傷（メルトダウン）開始、原子炉容器破損（メルトスルー開始）を8時間は遅らせるべきである。機械の都合に人が合わせるのではなく、人の都合、周囲の避難計画に機械、原子炉、原発が合わせるべきである。それが出来ないのなら、深層防護の第5層目が成立しえない、約19分後に炉心損傷（メルトダウン）開始が約19分後、原子炉容器破損（メルトスルー開始）が約1.5時間（90分）後になると想定される原発は、再稼働を絶対に認めることはできない。
　原子力規制委員会の審査、論議は不十分であり、審査をやり直すべきである。

passive safety 受動的静的安全性に欠ける遅れたデブリ冷却策・高浜原発パブコメ

多様性

1985年から米国がTMI事故の教訓を踏まえて改良型軽水炉（ALWR Advanced Light Water Reactor）開発計画を実施した。それでは、電力やデーゼルエンジンなどの動的なポンプ、モータなど機器を制御系で能動的に動かすシステムに代って重力等の自然力を用いたタンク、熱交換器、弁等で構成される安全系「受動的安全系」の採用設計が柱の一つであった。これは重力移動や自然循環、大気の自然対流のような基本的な物理法則を機能に採用した受動的安全性（passive safety　静的安全性とも訳される）を持った「受動的安全系」の採用設計が柱の一つであった。重力等の自然力を用いた受動的（静的）安全系は、原理的に電力等の動力供給途絶による不稼働の確率はゼロ、弁など機械的故障に不稼働の確率が極めて少ない。これはシステム・機器の単純化による大幅な建設費低減と運転性、保守性の向上という目標達成のためでもあった。開発計画で採り上げられたBWRのSBWR（Simplified BWR、簡易化したBWR）は静的安全設計の全面採用している。この設計を基にしたESBWR（Economic Simplified Boiling Water Reactor ）が開発設計され、NRCの認証を受けている。Economic Simplified BWR との命名が、それを顕している。なおESBWRを自然循環冷却式受動安全沸騰水型原子炉と訳する場合がある。

　「受動的安全系」は停電・電力途絶や故障の問題が少ないため信頼性の向上する利点があるが、駆動力が弱いため計画通りの注水ができない場合が想定される。非常用炉心冷却設備（ＥＣＣＳ）のように主として能動的安全機能と併用する。能動的・受動的安全系を組み合わせたハイブリッドな安全系に防護設計思想は進化している。

　原子炉格納容器下部注水設備は、原子炉格納容器の破損を防止するための重要な設備である。ところが、高浜原発の審査書（案）では、passive safety　受動的静的安全性をもったシステムではない。審査書（案）では、表４－４.８－１（ｐ344）に一覧される諸設備で多様性を拡充したと認めているが、これらは　 active  safety 能動的動的な安全系であって、passive safety　受動的静的安全性をもった安全系が一つもない。原子力規制委員会の審査、論議は不十分であり、審査をやり直すべきである。

タグ：高浜