弁理士の日々

特許事務所で働く弁理士が、日常を語ります。

1号機の非常用復水器稼働状況

2011-08-18 21:25:45 | サイエンス・パソコン
冷却装置停止 所長ら把握せず
NHKニュース 8月17日 18時37分
(東京電力の関係者が、政府の事故調査・検証委員会の調査に対し、証言している内容)
『福島第一原発1号機では、すべての電源が失われても原子炉を冷却できる非常用復水器と呼ばれる装置が備えられていて、地震発生直後に起動しましたが、11日午後6時半ごろからおよそ3時間にわたって運転が止まっていたことが分かっています。この理由について、東京電力の関係者が政府の事故調査・検証委員会の調査に対し、「復水器が起動していれば発生するはずの蒸気が確認できなかったため、1号機の運転員が復水器の中の水がなくなっていわゆる『空だき』になっていると疑い、装置が壊れるのを防ごうと運転を停止した」と証言していることが分かりました。安全上重要なこの情報は、当時、免震重要棟で指揮をとっていた福島第一原発の吉田昌郎所長ら幹部には伝わらず、非常用復水器が動いているという前提で対策が取られていたことも分かり、吉田所長は「重要情報の把握漏れは大きな失敗だった」という認識を示しているということです。1号機は、東京電力の解析で、地震発生から5時間という短時間のうちに原子炉の燃料が溶け落ちるメルトダウンになり、大量の水素が発生して翌日の12日に水素爆発を起こしています。これについて、エネルギー総合工学研究所の内藤正則部長は「非常用復水器が動いていれば原子炉に一定の水位があったはずだが、実際にはどんどん水位が下がっていたわけで、一刻も早く別の注水手段を取るべきだった。重要な情報が伝わらなかったことで、メルトダウンまでは時間的余裕があると思い込み、事態を深刻にした可能性がある」と話しています。』

全電源喪失時に1号機の圧力容器を冷却するための唯一の設備が非常用復水器です。その動作については非常用復水器の動作メカニズムに書きました。図面はこちらにあります。
3月11日における1号機の非常用復水器の動作状況については、不明点が多すぎます。

まず、いつ動いていていつ止まっていたのかがあいまいです。
6月18日東電報告書(福島第一原子力発電所 被災直後の対応状況について(PDF 661KB))には、わかっている時系列として以下のように記述されています。
14:52 非常用復水器(IC)自動起動
15:03頃 ICによる原子炉圧力制御を行うため、手動停止。その後、ICによる原子炉圧力制御開始。
15:37 全交流電源喪失
18:18 ICの戻り配管隔離弁(MO-3A)、供給配管隔離弁(MO-2A)の開操作実施、蒸気発生を確認。
18:25 ICの戻り配管隔離弁(MO-3A)閉操作。
21:30 ICの戻り配管隔離弁(MO-3A)開操作実施、蒸気発生を確認。

今回の上記NHKニュースがいう「3時間にわたって運転が止まっていた」というのは、18:25の閉操作から21:30の開操作までを指しているのは明らかです。

15:37 全交流電源喪失後の非常用復水器動作については、諸説があります(5月23日東電報告書(2)1号機)。
① 津波来襲後に非常用復水器が立ち上がり、その冷却効果によって圧力容器圧力が下がりすぎるので、非常用復水器のオンオフ手動操作を行っていた(マニュアル通り)。たまたまオフのときに津波が来襲して電源喪失し、オフのままで固まってしまった。
② 津波来襲時、「非常用復水器の配管破断」有無を検出するための計器の直流電源が失われ、フェールセーフ動作として「非常用復水器の配管が破断した」という信号が発信された。これによって非常用復水器の隔離弁が自動的に閉操作した。従って、津波来襲時に非常用復水器が停止した。
③ 5月23日東電報告書(東北地方太平洋沖地震発生当時の福島第一原子力発電所運転記録及び事故記録の分析と影響評価について)では、全交流電源喪失後の非常用復水器動作状況は未だ不明確であることから、シミュレーションでは全交流電源喪失以降は非常用復水器が動いていなかった前提を置いています。

その後、何らかの情報が追加されて非常用復水器の動作状況がより明確になったのでしょうか。そこがまずわかりません。

NHKニュース情報によれば、少なくとも1号機の運転員は、「18:25に、それまで動いていた非常用復水器を停止した」という意識が明確にあるようです。しかし、停止したことによる重大な影響(燃料棒がメルトダウンする)については自覚しておらず、だからこそ所長に報告しなかったのでしょう。
一方で所長は、非常用復水器が機能しているつもりであり、だからこそ淡水注入の開始は翌12日の5:46だったわけです。非常用復水器が止まっていることを知っていれば、もっと早く淡水注入を開始したことでしょう。
1号機運転員が閉操作しようがしまいが、非常用復水器はその前から停止していたのかもしれません。しかし所長は停止していることに気づいていないのですから、「運転員が意図的に停止した」という情報がもし伝わっていたら、それは大きな意味が持ったはずでした。
残念なことですが、これを言っても仕方ありません。非常用復水器が停止していたことに気づき得る手段はほかにもあったはずですから。

ps 8/18 22:40
復水器からの蒸気発生が認められなかった時点で、1号機の運転員が所長に報告すべきは「緊急報告! 非常用復水器からの蒸気発生が止まった。冷却水がからになり、非常用復水器は1号機圧力容器の冷却能力を喪失した可能性あり!!」ですね。空だきで非常用復水器が破損することなどどうでもいいのです。
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アメリカから見た福島原発事故 (xls-hashimoto)
2011-09-05 01:36:51
NHK ETV特集
「アメリカから見た福島原発事故」
2011年8月14日(日) 夜10時
9月4日(日)午前0時20分~(土曜深夜)再放送
http://www.nhk.or.jp/etv21c/file/2011/0814.html
を見ました。


その中で紹介されたのがオークリッジ国立研究所(ORNL/Oak Ridge National Laboratory)の報告書NUREG/CR-2182です。
私は、その存在を初めて知りました。

NUREG/CR-2182(ORNL/NUREG/TM-455/V1)
Station Blackout at Browns Ferry Unit One-Accident Sequence Analysis.pdf
http://www.ornl.gov/info/reports/1981/3445600211884.pdf

ブラウンズフェリー原発1号機の全交流電源喪失を想定して、MARCH cordという計算コードを使って計算し、事故経過解析をした物です。1981年11月に出版されました。

第9章(71頁)に完全な全交流電源喪失(complete Station Blackout/CSB)によって引き起こされ炉心溶融に至る事故経過が記されています。

79頁の最高炉心温度と経過時間のグラフ(MARCH/MOD 1.4B)によると、
 約240分(4時間)後に、バッテリー電源が喪失し、
 約300分(5時間)後に、炉心が露出し始め、
 約360分(6時間)後に、炉心溶融が始まる
とされています。

87~92頁には、CSB + HPCI/RCIC(全交流電源喪失+HPCI/RCIC稼働)時の事象経過が記されています。

0.0秒 全交流電源と非常用ディーゼル発電機の喪失。
プラントは100%出力運転中。
 初期ドライウエル温度=66゜C(ドライウエル:格納容器内)
 初期ウェットウエル温度=35゜C(トーラス/サプレッションチェンバー:圧力抑制室内)
0.2秒 解列(タービンコントロール弁閉)
0.2秒 再循環ポンプと復水ポンプがトリップ停止。
主復水器の真空破壊。
炉心内の流れは自然対流による。
0.2秒 圧力容器内圧力が負荷遮断により増加開始。
0.3秒 スクラムパイロット弁の電磁石の電源断。
制御棒が動き出す。
0.5秒 タービンバイパス弁が負荷遮断により開き始める。
1.0秒 中性子束が100%出力レベルから減少開始。
1.0秒 原子炉出力がゆっくりと減少開始。
2.0秒 制御棒が全引抜位置から40%挿入。
2.0秒 主蒸気隔離弁(MSIV)が閉まり始める。
2.0秒 タービンバイパス弁の閉停止。
3.0秒 制御棒が全引抜位置から75%挿入。
3.0秒 タービン停止(主塞止弁全閉)
3.5秒 遅発中性子と核分裂生成物の崩壊による出力が初期出力の10%へ下がる。
4.0秒 タービン駆動給水ポンプがトリップ停止。
5.0秒 主蒸気隔離弁(MSIV)が全閉。
ボイドが炉圧が0.69MPa(100psi)増加し、ボイドがつぶれ原子炉水位が1.02m(40in)下がる。
5.0秒 全制御棒が全挿入される。
5.0秒 圧力容器の圧力が、逃がし安全弁(SRV)の下限設定点7.52MPa(1090psi)を超える。
5.0秒 13台の逃がし安全弁(SRV)のうち7台が、設定点圧力を超えるので開き始める。
5.2秒 原子炉水位が直前の1.02m(40in)低から0.51m(20in)へ回復する。
5.5秒 逃がし安全弁(SRV)がTクエンチャを通し圧力抑制室へ逃がし始める。
7.5秒 給水量が20%以下に低下。
9.0秒 給水量が0に減少。
10.0秒 核分裂生成物の崩壊による出力が7.2%へ下がる。
15.0秒 7台の逃がし安全弁(SRV)が完全に閉まる。
15.7秒 13台のうち4台の逃がし安全弁が開き始める。
17.0秒 中性子束が初期全出力時の1%以下に下がる。
21.0秒 狭帯域原子炉水位計が、低水位アラーム(レベル4)に達した事を感知する。
レベル0上5.98m(235.50in)、有効燃料頂部(TAF)上5.00m(196.44in)に到達。
22.0秒 圧力抑制室の平均水温が、最初の逃がし安全弁の放出により35.13゜Cに上がる。
29.0秒 4台の逃がし安全弁(SRV)が完全に閉まる。
29.7秒 13台のうち2台の逃がし安全弁が開き始める。
47.0秒 2台の逃がし安全弁(SRV)が完全に閉まる。
47.7秒 13台のうち1台の逃がし安全弁が開き始める。
56.0秒 圧力抑制室の平均水温が、約35.3゜Cになる。
56.0秒 狭帯域原子炉水位計が、低水位アラーム(レベル3)に達した事を感知する。
レベル0上5.50m(216.00in)、有効燃料頂部(TAF)上4.50m(176.94in)に到達。
90.0秒 圧力抑制室の平均水温が、約35.4゜Cになる。
101.0秒 逃がし安全弁が完全に閉まる。
逃がし安全弁の設定点による開閉が、後のHPCIとRCICの注水を通して続く。
625秒 広帯域原子炉水位計が、低水位設定点(レベル2)に達した事を感知する。
2/3炉心高さのレベル0上4.18m(164.50in)、有効燃料頂部(TAF)上2.96m(116.50in)に到達。
625秒 HPCIとRCIC系が自動起動する。
HPCIとRCICタービン駆動ポンプは、崩壊熱によって作られる蒸気で駆動される。
本系補器類は、250V直流で駆動される。
655秒 HPCIとRCICが、圧力容器にそれぞれ315l/s(5000gpm)と38l/s(600gpm)、復水貯蔵タンクの水を注水。
12.5分 狭帯域原子炉水位計が、低水位設定点(レベル8)に達した事を感知する。
レベル0上6.86m(270.00in)、有効燃料頂部(TAF)上5.64m(222.00in)に到達。
12.5分 HPCIとRCICがトリップ停止。
20分 ドライウエルとウエットウエルの温度が、それぞれ70゜Cと42゜Cを超える。
26.5分 広帯域原子炉水位計が、低水位設定点(レベル2)に達した事を感知しHPCIが自動起動する。
(RCICは自動起動しない)。
27.0分 HPCIが圧力容器に注水開始。
29.0分 狭帯域原子炉水位計が、低水位設定点(レベル8)に達した事を感知しHPCIが再停止する。
HPCI系は崩壊熱による蒸気で駆動され、バッテリーが無くなるまで設定点レベル2と8の間で、
軌道と停止を自動的に繰り返される。
80分 自動隔離信号が、ドライウエル圧力が13.8KPa(2.0psi)を超えて増加している事を示し始める。
HPCIとRCIC系は隔離されない。
240分 HPCIポンプが、バッテリーが無くなり停止する。
260分 広帯域原子炉水位計が、低水位設定点(レベル2)に達した事を感知する。
ドライウエルとウエットウエルの温度が、それぞれ85゜Cと87゜Cになる。
ウエットウエルへの質量とエネルギーの増加割合は:
蒸気 27.82(kg/s:質量) 7.68x10^7(w:エネルギー)
水素 0(kg/s:質量) 0(w:エネルギー)
302分 炉心露出開始。
原子炉水位が、炉心底部上3.58mとなる。
320分 炉心頂部の平均ガス温度が485゜Cなる。
ドライウエルとウエットウエルの温度と圧力が、それぞれ101゜Cと0.21MPa(31psia)になる。
ウエットウエルへの質量とエネルギーの増加割合は:
蒸気 18.85(kg/s:質量) 5.40x10^7(w:エネルギー)
水素 6.65x10^-7(kg/s:質量) 3.34(w:エネルギー)
340分 炉心頂部の平均ガス温度が821゜Cなる。
ドライウエルとウエットウエルの温度と圧力が、それぞれ103゜Cと0.23MPa(33psia)になる。
ウエットウエルへの質量とエネルギーの増加割合は:
蒸気 11.75(kg/s:質量) 3.76x10^7(w:エネルギー)
水素 1.52x10^-3(kg/s:質量) 1.10x10^4(w:エネルギー)
355分 炉心溶融開始。
389分 原子炉水位が下部格子板の高さより低くなる。
390分 下部格子板が壊れ、下部構造物の温度が炉水温度を超える。
392分 炉心溶融物(コリウム)が圧力容器下部へ崩れ落ちる。
394分 燃料デブリが圧力容器下部を溶かし始める。
426分 圧力容器の圧力が0.34MPa(49psia)へ増加し、圧力容器下部が壊れる。
426.04分燃料デブリが格納容器のコンクリート床を溶かし始める。
放射性デブリの温度は、当初1433゜Cある。
金属と酸化物内での内部熱発生量は、それぞれ1.05x10^7と1.95x10^7(w)である。
503.27分ドライウエル電気ペネトレーション組立品シールが、格納容器温度が204゜Cを超えて壊れ、
格納容器から漏洩率118l/sで漏れ始める。
513.59分格納容器が、格納容器温度が260゜Cを超えて壊れ、すべての電気ペネトレーションは壊れる。
ドライウエルへの質量とエネルギーの増加割合は:
蒸気 4.61(kg/s:質量) 1.59x10^7(w:エネルギー)
水素 0.11(kg/s:質量) 0(w:エネルギー)
CO2 1.01(kg/s:質量)
CO 2.35(kg/s:質量)
ドライウエルペネトレーションシールからの漏洩率は、~3.04x10^4l/sである。
613分 ドライウエルとウエットウエルの圧力は0.10MPa(~14.7psia)、温度はそれぞれ661゜Cと98゜Cである。
壊れた格納容器からの漏洩率は、~2.96x10^4l/sである。
695分 ドライウエルとウエットウエルの温度はそれぞれ623゜Cと97゜Cである。
壊れた格納容器からの漏洩率は、~6.47x10^4l/sである。
1028分 ドライウエルとウエットウエルの温度はそれぞれ614゜Cと97゜Cである。
壊れた格納容器からの漏洩率は、~1.34x10^3l/sである。

このような解析結果が30年前にORNLから報告されているとは知りませんでした。
HPCIとRCICがうまく稼働しても、全交流電源喪失では6時間後に炉心溶融開始です。
解析したS.R.Greene氏が、テレビの中で次の様に発言しています。
「妻に「水素爆発が起こりそうだ」と言った数分後でした、実際に水素爆発が起きたのです。
爆発が起きた事で深刻な炉心溶融が起きている事が分かりました。」


報告書のVolume2は、下記URLにあります。

NUREG/CR-2182 Volume2(ORNL/NUREG/TM-455/V2)
Station Blackout at Browns Ferry Unit One-Iodine and Noble Gas Distribution and Release
http://www.ornl.gov/info/reports/1982/3445603216222.pdf
返信する
福島での実績と米国シミュレーションとの対比 (snaito)
2011-09-05 18:19:12
xls-hashimotoさん、貴重な情報をありがとうございます。

原子炉隔離時冷却系(RCIC = Reactor Core Isolation Cooling system)
高圧注水系(HPCI)
非常用復水器(IC = Isolation Condenser)

福島第1の1号機はICを有し、2、3号機はRCICとHPICを有しています。
ブラウンズフェリー原発1号機の事故シミュレーションにはHPCI/RCICが登場し、ICが登場しないということは、福島第1の2、3号機と同じタイプと考えてよろしいのでしょうか。

米国シミュレーションに「HPCIとRCICタービン駆動ポンプは、崩壊熱によって作られる蒸気で駆動される。」と記載され、その点で福島第1の2、3号機と同じです。

米国シミュレーション「240分 HPCIポンプが、バッテリーが無くなり停止する。」
その後、HPCI/RCICのいずれかが再起動したとの記述はなく、再起動しなかったとの結果と思われます。

福島第1の2号機
3月14日12時過ぎに圧力容器内の水位低下が確認され、13時25分、隔離時冷却系(RCIC)が機能を喪失している可能性ありと判断されました。
従って、2号機のRCICは2日+20時間以上も稼動しています。

福島第2の3号機
3月12日11時36分、隔離時冷却系(RCIC)が何らかの原因で停止します。同日12時35分、高圧注水系(HPCI)が起動しましたが、高圧注水系(HPCI)も13日2時42分に停止しました。
従って、3号機のHPCI/RCICは1日+10時間程度稼動しています。

米国シミュレーションでは4時間でHPCI/RCICの機能が停止するとの結果だったのに対し、福島第1の2、3号機はそれぞれ2日以上、1日以上も稼動しています。その差は何だったのでしょうか。
返信する
HPCI/RCICの稼働時間の差 (xls-hashimoto)
2011-09-06 01:49:22
「米国シミュレーションでは4時間でHPCI/RCICの機能が停止するとの結果だったのに対し、福島第1の2、3号機はそれぞれ2日以上、1日以上も稼動しています。その差は何だったのでしょうか。」

との事ですが、はっきりしたことは分かりません。

「29.0分 狭帯域原子炉水位計が、低水位設定点(レベル8)に達した事を感知しHPCIが再停止する。
HPCI系は崩壊熱による蒸気で駆動され、バッテリーが無くなるまで設定点レベル2と8の間で、
起動と停止を自動的に繰り返す。」
とありますので、起動と停止の繰り返し回数に差があるかバッテリーの容量に差があるかのどちらかでしょう。

2号機・3号機とも、繰り返し回数がブラウンズフェリー1号機より少ないので、長持ちしたんですかね?

ブラウンズフェリー1号機と2・3号機が同じスペックなら、2・3号機は注水しても水位が上がりにくい事になります。
どこかで漏れてる事が考えられますね?
タービン建屋地下に溜まった黒い水がそれですか?

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