「ＧＥ原子炉、Ｍａｒｋ１は設計上・運用上何らの問題もない（１）」
Ｍａｒｋ１原子炉
＜ＧＥ原子炉、Ｍａｒｋ１は欠陥設計か？＞
福島第一原子力発電所の原子炉はＧＥのＭａｒｋ１である。一部の「原子力関係者」や「原子力科学者」の言としてＭａｒｋ１の設計不良が今般の事故原因であると、あるマスゴミは報道している。中には、ＧＥの元社員まで動員して、「Ｍａｒｋ１は欠陥原子炉」と言わせるマスゴミまである。
http://abcnews.go.com/ad/gmaintroad.html?goback=http://abcnews.go.com/Blotter/fukushima-mark-nuclear-reactor-design-caused-ge-scientist/story?id=13141287
その者が、ＧＥ在籍中にどのような立場のポジションで、どんな責任があり、どのような業務に従事していたかが抜け落ちた自称ＧＥ元社員の発言に重みはない。マスゴミ情報自体が具体性を全く欠き論理的因果関係の事象の指摘も一切ない。また、高度な技術には、それが如何なるものであれ、技術情報アクセス制限レベルがあり、末端の業務命令通りの作業者がアクセスできる情報はごく限定されたものであって、彼の業務上必要最小限の細分化されたピースへのアクセスが許可されているに過ぎないから、Ｍａｒｋ１の設計全貌を知りうる立場にはなく、従って「Ｍａｒｋ１は欠陥原子炉」ということは論理的に不可能である。
また、コンクリートの施工業者の人間であって原子炉施設設計者では絶対にない日本人（ＧＥ関連会社にいたと自称）で、原子炉システムには全くの無知であること明々白々な科学的根拠の無い「感想」を述べる「エセ原子炉設計者」まで現れ、反原発派に利用される始末である。
http://www.stop-hamaoka.com/kikuchi/kikuchi2.html
巷のクズブログなどは荒唐無稽の無知蒙昧の極みである。ＮＹＴの科学的根拠の無い記事を受け売りし、
http://www.nytimes.com/2011/03/16/world/asia/16contain.html?_r=1
ＮＲＣ以前のＡＥＣの古臭い1972年の科学的根拠を欠くPressure Suppression Containmentへのお笑い偏見的文書（ＧＥのみならずＷＨも対象だ）も持ち出したＮＹＴの荒唐無稽な主張の受け売り、
http://graphics8.nytimes.com/images/blogs/greeninc/hanauer.pdf
http://graphics8.nytimes.com/images/blogs/greeninc/hendrie.pdf
事故要因（内的、外的）の夫々の発生確率や事故連鎖過程の分析知見もなく、Containment内の各種事故事象に於ける圧力変動分布データも無く、ましてやシステムの構造力学的変位の理解など持ちようの無いお粗末な聞きかじりによって、すべての事故事象がContainment破壊にたるとする狂信的なインチキに満ち溢れている。読んだことも無い（いや、読めるような知識も英語力も無い）分厚いＮＲＣや他の原子力関連研究論文や報告書の中の前提条件無視の数字をどこぞで拾ってきてのお遊びによるデマゴーグである。(ゴミブログのＵＲＬを明記していたが、そのようなもののアクセス数を増加させる必要は全く無いから、削除する。読みたい者は自ら検索されたい）
果たして、ＧＥのＭａｒｋ１は欠陥設計だったのか、米国のＮＲＣ(U.S. Nuclear Regulatory Commission)の各種技術資料、監査報告書、及び他の原子力関係機関や大学の膨大な５０００ぺージを超える資料から検証する。
＜結論＞
結論は、「Ｍａｒｋ１は設計上何らの問題もない」である。
＜データーは複合関係にあり相互関係特性の観点から評価してのみ意味を有する＞
「Ｍａｒｋ１は欠陥設計」と唱える者らが言うことは、「Ｍａｒｋ１は圧力に弱いから破壊し炉心溶融に至る」ということであるが、それを裏付けるデーターは存在しない。が、無知と偏見によって完全に間違った結論を引き出すのに使われているデーターがある。それを以下に示す。
Containment(原子炉格納容器）の対圧力Psig破壊確率である。ＮＲＣが米国内の五箇所の商業用原子力発電所の監査・評価を行った時のデーターの一部である。横軸はゲージ圧Psig(ib/in^2)（１気圧差は14.696Psig）、縦軸はContainment破壊累積確率である。Psig上最も「弱い」Grand Gulf原子炉は、ＢＷＲ型でＧＥのＭａｒｋ３出力１２５０ＭＷであり、圧力仕様がは１５Psigである。Sequoyahは次に「弱い」ＰＷＲ型でＷＨ製出力１１４８ＭＷであり、圧力仕様は10.8Psigである。「Ｍａｒｋ１は欠陥原子炉」論者は、Ｍａｒｋ１ではなく、Ｍａｒｋ３の確率曲線を持ち出し、「弱い」と唱える。Ｍａｒｋ１の破壊確率曲線には直接触れようとしない。なぜならば、全く不都合であるからだ。上図において、最も「強い」のは、Peach BottomのＭａｒｋ１原子炉である。５０％レベルに於ける破壊圧力は非常に高く150Psigの圧力でないと破壊しないのである。この原子炉はまさに、ＧＥのＭａｒｋ１なのである。
「Ｍａｒｋ１は欠陥原子炉」論者は、Ｍａｒｋ３とすり替えて、Ｍａｒｋ１攻撃を行うという、全くの愚劣且つ荒唐無稽な議論にもならぬ議論を行う。また、同上グラフの意味すら解していないことが暴露されるのである。また、逆のことを言う者もいる。「Peach BottomのＭａｒｋ１の破壊耐量が大きいのは、異常時の圧量が大きくなる設計となっているからで、圧力が大きいのは危険である」。全く、単純なものである。原子炉を設計したこともないような者が空理空論を弄ぶとそんな議論になる。また、何千ページもの難解な英文文書を読めるはずも無い。全部を読んだ者など殆どいないのが現実であり、「本当に読めば」原子力システムの複雑性と安易な評価は不可能だということを思い知らされる筈だ。
ＧＥのＭａｒｋ２、Ｍａｒｋ３型原子炉を示しておく。概要も付記した。尚、Ｍａｒｋ１は本文の冒頭に示している。
The Mark I containment design consists of several major components as shown in the top picture. These major components include:
. The drywell, which surrounds the reactor vessel and recirculation loops,
. A suppression chamber, which stores a large body of water (suppression pool),
. An interconnecting vent network between the drywell and the suppression chamber, and
. The secondary containment, which surrounds the primary containment (drywell and suppression pool) and houses the spent fuel pool and emergency core cooling systems.
The Mark II primary containment consists of a steel dome head and either a post-tensioned concrete wall or reinforced concrete wall standing on a base mat of reinforced concrete. The inner surface of the containment is lined with a steel plate that acts as a leak-tight membrane. The containment wall also serves as a support for the floor slabs of the reactor building (secondary containment) and the refueling pools. The Mark II design is an over-under configuration. The drywell, in the form of a frustum of a cone or a truncated cone, is located directly above the suppression pool. The suppression chamber is cylindrical and separated from the drywell by a reinforced concrete slab. The drywell is topped by an elliptical steel dome called a drywell head. The drywell inerted atmosphere is vented into the suppression chamber through as series of downcomer pipes penetrating and supported by the drywell floor.
The Mark III primary containment consists of several major components, many of which can be seen in the following picture. The drywell (13) is a cylindrical, reinforced concrete structure with a removable head. The drywell is designed to withstand and confine steam generated during a pipe rupture inside the containment and to channel the released steam into the suppression pool (10) via the weir wall (11) and the horizontal vents (12). The suppression pool contains a large volume of water for rapidly condensing steam directed to it. A leak tight, cylindrical, steel containment vessel (2) surround the drywell and the suppression pool to prevent gaseous and particulate fission products from escaping to the environment following a pipe break inside containment.
ContainmentのPsigというものは、その構造、容積、異常時の圧力分布、時間変動によって総合的に複合的に見るべきものであって、絶対値をもって何かを云々する意味は全くない。したがって、上に掲げた破壊確率の耐Psig特性の大きな曲線差には何らの意味もなく、優位さを物語るものでもないのである。
続いて、上記のようなエセ科学的な言説を叩き潰すために、Lawrence Livermore研究所によるＭａｒｋ１圧力抑制特性の実験データを示しておく。
＜Ｍａｒｋ１圧力抑制特性実験データ by Lawrence Livermore研究所＞
ＧＥ原子炉、Ｍａｒｋ１システムのConfigurationを下図に示す。非常時の動作は、Reactor Vessel内の核反応を制御棒板を緊急に挿入して停止させ、依然として沸騰し続ける炉内の水が気化した高温高圧の蒸気をバイパスさせて、Containmentの下部にトーラス状に配置された復水器に誘導し高温高圧蒸気を液化して蒸気抜きをし、冷却した上でReactor内への循環により、炉内の高温水を冷却し、合わせて核燃料棒から出る崩壊熱を吸収するように動作する。構造的に非常にユニークなものであるが、理にかなった動作原理である。
Ｍａｒｋ１の動特性を評価するために１／５スケールという巨大な実験装置がＬＬＬ(Lawrence Livermore Laboratory)にて組み立てられ、様々な条件で実験が行われた。�ヾ�存のＭａｒｋ１原子炉の評価のためにデーター収集及び評価理論モデルの構築、��Pressure Suppression Systemの動的挙動特性の把握、�Ｎ�体力学的特性の知見集積、等を目的とする。
上記論文から、主だった内容を下記に列挙する。トロイダル切り出しの４５度及び９０度切り替え選択式セグメント１個、７．５度セグメント１個の計２個のWetwell装置、Drywell装置、フラッシュ用のボイラー装置、窒素ガス供給装置から成り、夫々の装置のパラメータ設定が様々に可能なように構成され、��Drywell内圧力の経時変化及びその窒素ガス流量依存性、��Drywell及びWetwell内圧力の様々な初期設定での特性、��トロイダルWetwell内の初期水位との関係、��Downcomer長、��Vent Lineフローの非対称性、��Vent Lineフロー抵抗係数、等の重要特性を明らかにすることを目的とした。
全体構成概要：
装置サイズ：
Drywell装置：
Wetwell装置(Cross Section)：
Vaccume Pumping System：
Water System：
DrywellとWetwell連結部の蒸気流量調整用のオリフィスの有無による夫々の圧力の時間変化の結果を次に示す。オリフィス有無の特性の違いは明らかである。また実際のデーターとも一致する。
オリフィス板有の場合：
オリフィス板無の場合：
この実験から明らかなことは、２秒乃至３秒で安定状態となり、圧力は150kN(21.6Psig)に過ぎず、Ｍａｒｋ１の破壊中央圧力が150Psigであることから、最初に示した破壊確率特性関数が示すように全く無視できるほどに小さな値である。
事実、今回の地震によって稼動原子炉全基は「安全に停止した」のである。原子炉設計上の問題は全く無い。問題なのは津波によって自家発電装置が機能せず、緊急停止に続くバッテリーによる冷却系動作期間中に、電源が供給されず冷却循環系等が機能しなかったという事実にあるのであって、ＧＥのＭａｒｋ１原子炉の設計の問題では断じて無いのである。むしろ、この大地震によって（実際の地震によるゆれの加速度は、見直された耐震基準値の４３８ガルを超える、５５０ガルの加速度であった）、安全停止したＭａｒｋ１の信頼性が強力に証明されたというべきである。因果関係を間違ってはならぬ。「Ｍａｒｋ１は欠陥設計」は議論を逸らせる卑劣なエセ科学であり、政治的なものであって、こういう反原発的発言がまことしなやかにマスゴミやネットを通して流布することは極めて由々しきことである。
このようなインチキ言説は荒唐無稽にして支離滅裂なものであるが、俗耳に入りやすい性格のものであるから、更に原子力システムのリスクアセスメント手法に遡って、議論を続けることにする。
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