「お目こぼし」について

堺屋太一さんの「日本とは何か」という本があります。単行本は１９９１年発行です。まえがきによると、日本と日本人の特質について、歴史に遡って日本の由来と現実を見つめた日本の姿を描こうとする試みです。

	日本とは何か (講談社文庫)
	クリエーター情報なし
	講談社

第一章　平成の日本
第二章　平和と協調を育てた「風土」
　└３節目　「お上」を信頼する平和な社会
　　　└５項目　「六公四民」も実質は三公七民　　※
第三章　学び上図の「気風」
第四章　令外（りょうげ）の官と生（き）なり文化を生んだ共通情報環境
第五章　文明を左右してきた資源と人口
第六章　最適工業社会の繁栄と限界

このうち、第二章の※の項に、今回のテーマである「お目こぼし」が述べられています。

江戸時代、農民は年貢をお上に納めます。私は四公六民、五公五民と覚えているのですが、この本では『教科書などでは「六公四民」といわれ、収穫の６割を年貢で徴収された」と書いてあるが、これはあくまでも建前であって現実ではない。』とまず書かれています。
建前は六公四民であっても、実際には、収穫高の３割が年貢、いやもっと少なく、全収穫高の２３％程度だった、というのです。

代官は、その年の収穫高の測定をします。測定の方法は、一定の広さの田を試し刈りしてその年の面積当たりの収穫量を定める手法が厳密に定められているのですが、そこで「お目こぼし」をするのです。試し刈りには比較的不出来な田畑を選び、稲こぎはかならず百姓が行ってワラにかなりのモミを残させ、さらに取り出したモミをムシロの下に隠す機会を与えるのも代官の義務でした。わざと立ち上がって周囲の紅葉などをめでて目をそらし、重ね合わせたムシロの下にモミを隠させる、というのです。これにより、公的に把握する収穫高は実際の６割程度となるのが普通でした。
『各地に残る「悪代官」の実態は、こうした「温情」を欠き杓子定規に規則を適用した官僚のことである。』

しかし、このように「建前は厳しく、実態は温情で」という手法は、代官に強大な力を与えることになりました。『もし百姓たちが年貢について苦情をいうと、代官の方は、「それでは正確に測ってみようか」と開き直る手が残されている。正確に測れば、年貢が多くなるのは目に見えているので、百姓は黙るほかない。』
これでは、お代官様に対して絶対に刃向かうことはできませんね。
『一方では法定以下の租税負担にすることで「温情」を押し売り、他方では法定外の「御用」を申しつける。この伝統はいまでも広く残っている。』

堺屋氏はここにおいて、現代日本の特質（少なくとも１９９１年においては）である「行政指導」という官僚の恣意性が、こうした伝統に由来するものであることを示されたのです。

１９９１年にこの本を読んで以来、私の頭の中には「お目こぼし」が強く印象に残ったのでした。

5月23日東電報告書(4)2号機-2

東電が５月２３日に公表した「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」から、２号機の解析結果について読み解いています。
“２号機－その１”、“２～６号機から撤去した「蒸気凝縮系」とは”に引き続き、今回は２号機－その２として、隔離時冷却系(RCIC)による冷却がダウンした３月１４日以降のシミュレーション結果を解析します。
前回と同様、報告書のうち難なく理解できた部分には○を、良く分からなかったが多分こういうことを言いたいのだろう、と推測を含んでいる部分には△を記しています。

○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、隔離時冷却系が機能を喪失している可能性ありと判断されました。
△それまで、主蒸気逃がし安全弁(SRV)は圧力容器の圧力を7MPa[abs]程度に維持するように圧調弁として機能していましたが、１４日１６時３４分、この主蒸気逃がし安全弁を「開放」し、圧力容器内のガスを格納容器に放出し、圧力容器圧力は一気に１気圧程度まで下がりました。開放した理由は不明です。
○同時刻、消火系ラインを用いた圧力容器への海水注入を開始しましたが、１９時２０分に消防ポンプが燃料切れで停止、１９時５４分に再起動しました。次いで１９時５７分に消防ポンプ２台目を起動しました。ただし、シミュレーションでは１９時５４分に消火系ラインから海水注水を開始したことにしています。
○３月１５日６時１４分頃、圧力抑制室付近で異音が発生するとともに同室内の圧力が低下しました。これが２号機圧力抑制室の破損です。

《原子炉の挙動シミュレーション（解析）【その１】》
（仮定１－１）消防ポンプによる海水注入流量について、圧力容器の水位計計測値が示していた水位が保持できる程度の少ない流量と仮定する。

圧力容器（原子炉）水位(図３．２．１．１）、圧力容器圧力(図３．２．１．２）はいずれもこのページです。オレンジ○が計測値です。圧力容器水位が急減するタイミングに「RCIC停止」と書かれています。そしてそのすぐ後、「SRV開」と書かれたタイミングで主蒸気逃がし安全弁(SRV)が「開放」とされ、圧力容器内のガスが一気に格納容器に放出され、圧力容器圧力が急減しました。
格納容器圧力（図３．２．１．３．）の動きは複雑です。オレンジ○「実測計測値(D/W)」は格納容器圧力、緑○「実測計測値(S/C)」は圧力抑制室圧力ですが、両者が異なった動きとなっています。「SRV開」前は両圧力とも0.4MPa[abs]程度だったのが、「SRV開」後に格納容器圧力は0.7MPa[abs]以上に急上昇し、圧力抑制室圧力はむしろ0.3MPa[abs]程度に減少しています。
一方、格納容器圧力シミュレーション結果については、D/W圧力(解析)、S/C圧力(解析)のいずれも同じ挙動を示し、「SRV開」後0.6MPa[abs]以上に急上昇しますがすぐに急降下します。
「実測計測値(D/W)」、「実測計測値(S/C)」、シミュレーション結果の３者が、このように異なっている理由が説明できません。ここは謎のままです。

そして格納容器圧力（図３．２．１．３）における圧力抑制室破損時点の挙動です。「S/C付近で異音：S/Cに漏洩を仮定（約８７時間後）」と記載されている時点です。実測圧力は、「実測計測値(D/W)」、「実測計測値(S/C)」ともに急降下しています。それに対し、シミュレーション結果は、D/W圧力(解析)、S/C圧力(解析)ともに、圧力降下が始まりますがその勾配はなだらかです。
シミュレーションの仮定で、「３月１５日の圧力抑制室付近で発生した異音を境に、格納容器(S/C)の気相部からの漏洩（約φ１０ｃｍ）」（仮定３）としており、圧力降下はφ１０ｃｍの穴にふさわしい緩やかな勾配となっているのです。ではなぜφ１０ｃｍの穴と仮定したのでしょうか。恐らく、上記図３．２．１．３において、３月１８日時点の「実測計測値(D/W)」の値とシミュレーション結果とを合致させたかったためでしょう。
しかしこの仮定３は、実態に即していないと断言します。異音発生時の格納容器圧力と圧力抑制室圧力の実績は急減圧であり、大きな穴が開いたことを強く推認させます。また、このときに系外に放出された大量の放射能が、１２日午後の南東の風に乗って飯舘村を激しく汚染したこと（福島原発事故のレベルが７に）からも、２号機圧力抑制室の破損が大規模であったことを裏付けます。

炉心溶融と圧力容器破損有無に関するシミュレーション【その1】の結論は「２号機の炉心は一部溶融プールが存在しているものの燃料域にとどまり、圧力容器破損には至らないとの結果となった」というものです。

炉心は溶融しています（地震後７７時間）。海水注入の注入流量が不足したためです。
結局、「たとえ海水注入の開始時期がもっと早かったとしても、注入流量が今回程度であれば、炉心溶融を防ぐことはできなかった」ということです。
なぜ海水注入量が不足したのでしょうか。もっと注入することはできなかったのでしょうか。
今までは、「圧力容器の圧力が高すぎ、消防ポンプの能力が不足したので、目標とした注入量が確保できなかったのだろう」と推測していました。しかしその推測は崩れました。海水注入を開始するそのタイミングで、主蒸気逃がし安全弁を開放として圧力容器からガスを格納容器に逃がすことにより、圧力容器の圧力が１気圧まで下がっていたことがわかったからです。こんなに低い圧力なのに、なぜ消防ポンプは海水を十分に注入できなかったのか、その点については不明のままです。

《原子炉の挙動シミュレーション（解析）【その２】》
（仮定１－２）消防ポンプによる海水注入流量について、圧力容器の燃料域を維持できない程度の低い水位しか確保できない流量と仮定する。

シミュレーション【その２】によると、炉心溶融が起こった（地震後７７時間）のみならず、「圧力容器は破損するという解析結果になった（地震後１０９時間）」と結論づけられます。報告書からは読み取れない何らかの解析結果から、このような結論が導かれるのでしょうが、われわれにはブラックボックスのままです。

なお、２号機では隔離時冷却系が機能を喪失するとともに主蒸気逃がし安全弁を「開放」として圧力容器圧力を下げてしまいました。そのため、その後に圧力容器に穴が開いたか否かを、圧力実測値から推測することは困難となっています。これに対して１号機については、圧力容器圧力急降下の観測結果に基づき、「この時点で圧力容器が破損した」との推測を行っています。

水素爆発とベントの関係

「ベント逆流、水素爆発か」『１号機　東電側「設計に不備」』
朝日新聞は、４日の朝刊第１面トップでこのニュースを報じています。多分スクープなのでしょう。asahi.comの記事はこちらです。

朝日記事『東電の内部資料などによると、１号機には①原子炉建屋内のガスをフィルターを通じて外に出すための「非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）、②格納容器内のガスを外に出すための「耐圧ベント配管」という二つの非常用排気管が備えられていた。排気管は合流して一つの管となり、建屋外の排気筒につながっている。
１号機でベントが実施された際、①の弁が原子炉の緊急停止で自動的に開いた状態になり、電源喪失で操作できなくなっていた。このため、②を通じて建屋外に出るはずだった水素ガスが、合流点から①に入り、建屋内に逆流していた疑いが強いことが新たに判明した。この水素ガスが爆発を引き起こしたとみられる。』
『８６年のチェルノブイリ原発事故の教訓から「過酷事故」に備えた格納容器用の排気設備が９９年に設置された。』

このブログでは、xls-hashimotoさんのコメントにより、４月の段階で上記に類似した水素爆発のメカニズムはすでに議論されていました。

４月１６日記事「原発事故当初の対応で何が可能だったのか」に対するコメントで、以下の議論がありました。

《ベントすると何故原子炉建屋に漏れるのか (xls-hashimoto)》 2011-04-17 11:11:50
『「アクシデントマネジメント策の有効性評価に係る検討に関する報告書」（平成16年度）、平成18年8月、独立行政法人　原子力安全基盤機構
によると、２６ページに「格納容器ベント」が対策として説明されています。
格納容器ベントの概略系統図をみると、電動弁で閉じられていますが原子炉建屋換気系ダクトにつながっています。
問題は、電動弁までのダクトがどこを通っているかと言うことです。
ダクトが原子炉建屋内を通っているとすれば、ブロアは電源喪失で止まっているため、ベントしたガスはダクトの開口部（吸い込み口）から逆流し原子炉建屋内に漏れ出て、建屋内を上昇し５階に溜まることが、容易に想像できます。』

《ベントと水素爆発 (ボンゴレ)》2011-04-17 11:44:00
『つまり、「ベントが遅れたから水素爆発した」のではなく、「ベントの時期にかかわらず、ベントすれば水素爆発は起きる」という状況だったと言うことでしょうか。
圧力容器内燃料棒露出と電源喪失が重なった状況では、ベントするときは閉鎖された建屋の水素爆発は避けられない、という設計だったのですね。』

《水素爆発は、必然です。 (xls-hashimoto) 》2011-04-17 16:59:51
『水素爆発を防ごうと思ったら、ベントする前に原子炉建屋５階（最上階）の天井に穴を開ける必要があったのです。
１号機が爆発して、「３号機でもベントする」と、うつろな目で枝野官房長官が言った時、「３号機でもベントするから、１号機と同じように爆発するかもしれないから、先に言っとくね」としか聞こえなかった時には、復旧のことが頭をよぎり悲しかったです。
テレビを見ながら、「せめて、天井に穴を開けてからベントさせろ」と思いました。
５・６号機はあとで穴を開けました。
原子炉建屋換気系のブロアとフィルタユニットは、原子炉建屋とタービン建屋の間の補助建屋の最上部にありますから、原子炉建屋の３階当たりのレベルになります。
原子炉建屋内の空気（地下２階から５階まで）は、３階から吸い出され、スタック（排気筒・煙突）から放出されます。
電源喪失した原子炉建屋では、軽い物は上に行き・重い物は下に来ます。
ただ、それだけでベントされたガスは軽い物は上に行き・重い物は下に行きました。
結果、水素爆発です。』

xls-hashimotoさんが紹介された「アクシデントマネジメント策の有効性評価に係る検討に関する報告書」の２６ページ図面によると、格納容器ベントの系統は、朝日新聞が報じるように非常用ガス処理系(SGTS)とつながっているとともに、xls-hashimotoさんが指摘された原子炉建屋換気系ダクトにもつながっています。
格納容器ベントで放出された水素ガスが、そのどちらかから原子炉建屋に入り込み、水素は軽いので建屋の最上階に上昇していった、という構図になるのでしょう。報告書の図面も朝日新聞の図面もデフォルメ図であり、配管がどのように上昇・下降する経路になっているのかについては情報がありません。上昇・下降経路がわかるような図面を見ながら議論したいものです。

ところで、朝日新聞の１面記事は署名記事となっており、記者は板橋洋佳記者です。あの、大阪地検特捜部証拠ＦＤ改竄事件をスクープした記者です（朝日新聞・板橋洋佳記者）。現在は原発事故も担当しており、今回はまたスクープをものにした、ということでしょうか。

記事では、ベントに関する格納容器用の排気設備が、チェルノブイリ原発事故の教訓から「過酷事故」に備えた設備として９９年に設置されたことも報じています。後から設置するに際し、「全電源喪失」を想定した安全性までは考慮されずに設置されていた、ということになります。

さらに６月４日の夜、以下のニュースが流れました。
「ベントで水素逆流」否定＝配管弁、電源喪失で閉まる設計―東電
時事通信 6月4日(土)20時3分配信
『福島第1原発事故で、東京電力は4日、東日本大震災の発生翌日に1号機原子炉格納容器の圧力を低下させるため、蒸気弁を開く「ベント」を行った際、蒸気に含まれる水素が別の配管を通じて原子炉建屋内に逆流して水素爆発に至った可能性は極めて小さいと発表した。
配管に直列に並んでいる二つの弁のうち、一つが電源喪失すると閉まる設計であることが最新の点検記録で確認されたという。』
東電も、ニュースで記述された内容にただ反論するだけでなく、図面を示した上で、水素爆発に至る水素ガスの経路としてどのような経路が考えられるか、少しでも可能性がある仮説をすべて明らかにするような反論をして欲しいものです。
朝日新聞説よりも、xls-hashimoto説の方が可能性が高くなったということでしょうか。

２～６号機から撤去した「蒸気凝縮系」とは

東電が５月２３日に公表した「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」を読み解いてきました。
昨日は２号機の「隔離時冷却系が正常に動いている間」について検討しました。
その結果にはびっくりしてしまいました。
隔離時冷却系が正常に動いていたのに格納容器の温度が上がりすぎて、地震から２１時間という早い段階で、格納容器にφ１０ｃｍの穴が開いたらしいし、もし穴が開かなかったとしたら圧力が上がりすぎ、隔離時冷却系が正常に動いているにもかかわらずベントが必要であった、というデータだったからです。
これが事実としたら、２号機が全電源喪失時の冷却機能として準備していた「隔離時冷却系」が、実は設計として能力不足だった、ということを示すことになります。驚くほかないでしょう。

本日、週刊文春６月９日号を買ってきて、２度びっくりしました。
それによると、２００３年２月１７日の原子力安全委員会定例会議で、「福島第一原発２～６号機の蒸気凝縮系を削除する」という議題が検討されていました。
「蒸気凝縮系」とは何でしょうか。週刊文春の記事によると、『原子炉から出る蒸気を配管に通し、「熱交換器」で冷却して水に戻し、再び原子炉に注水するという冷却システム』で、電源がなくても作動するそうです。
これって、１号機の「非常用復水器」（図面）と同じ機能ではないですか。この「蒸気凝縮系」がとにかく撤去され、今回の地震発生時には存在していませんでした。
昨日の記事でも書いたように、もし２号機の隔離時冷却系が単独のシステムとしては冷却能力不足であったのなら、撤去した「蒸気凝縮系」は必須の冷却システムであったことになります。「蒸気凝縮系」は、１号機の「非常用復水器」と同じ機能であるのなら、蒸発する冷却水を供給し続ける限り、そしてバルブを作動させる電源が生きている限り、圧力容器を永久に冷やし続けることができるはずです。その必須システムを撤去した結果として、２号機は３月１１日から１４日まで隔離時冷却系が奇跡的に正常に作動していたにもかかわらず、冷却不足に陥ってしまいました。

東電が５月２３日に公表した「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」における解析データと考え合わせ、「蒸気凝縮系」を撤去したことが今回の原発事故にどう影響したのかしなかったのか、厳密に解析して欲しいものです。

なお、全交流電源喪失時に、バルブを操作するバッテリーは８時間しか持たない設計になっているそうです。そのことが今回の事故にどのように影響していたのかという点はよくわかりません。

続く

５月２３日東電報告書(3)２号機

東電が５月２３日に公表した「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」を読み解いています。

今回は２号機です。
前回と同様、報告書のうち難なく理解できた部分には○を、良く分からなかったが多分こういうことを言いたいのだろう、と推測を含んでいる部分には△を記しています。

主蒸気逃し安全弁(SRV = Safety Relief Valve)
原子炉隔離時冷却系(RCIC = Reactor Core Isolation Cooling system)
高圧注水系(HPCI)

原子炉で発生する崩壊熱を全電源喪失後でも冷却するシステムとして、福島第１の１号機では非常用復水器が用いられ、２号機３号機では隔離時冷却系と高圧注水系が設けられていました。隔離時冷却系と高圧注水系はいずれも、圧力容器内の高圧蒸気の力によってタービンを駆動し、タービンに接続されたポンプによって圧力容器内に水を供給します。水源は復水貯蔵タンクまたは圧力抑制室内の水です。

《地震直後の２号機でわかっている事実》
○２号機では、高圧注水系については津波の影響を受けた電源喪失のために動作不能になったものと考えられています。
○地震発生の１４時５０分、主蒸気隔離弁が閉となって原子炉が隔離され、隔離時冷却系が手動起動されました。これによって圧力容器内の水位が上昇するため、水位を所定のレベルに維持する目的で、隔離時冷却系は何度か手動オン／自動オフを繰り返しました。
△津波来襲による全電源喪失時にも、隔離時冷却系は影響を受けることなく運転を継続しました。
○１２日４時頃、復水貯蔵タンクの水位が減少したこと及び圧力抑制室内の水位上昇を抑制するため、隔離時冷却系の水源を復水貯蔵タンクから圧力抑制室に切り換えました。
○３月１４日１２時頃まで隔離時冷却系が動作を継続し、圧力容器の水位を維持していました。
○この間、燃料棒の熱で発生する蒸気によって圧力容器の圧力が上昇するので、主蒸気逃がし安全弁が働いて蒸気が圧力抑制室に逃がされます。
○しかし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、隔離時冷却系が機能を喪失している可能性ありと判断されました。
△主蒸気逃がし安全弁の通常の動作は、圧力が7MPa[abs]程度になったら弁が開いて蒸気を逃がすというものです。しかし１４日１６時３４分、この主蒸気逃がし安全弁を「開放」し、圧力容器内のガスを格納容器に放出し、圧力容器圧力は一気に下がりました。開放した理由は不明です。
○同時刻、消火系ラインを用いた圧力容器への海水注入を開始しましたが、１９時２０分に消防ポンプが燃料切れで停止、１９時５４分に再起動しました。次いで１９時５７分に消防ポンプ２台目を起動しました。ただし、シミュレーションでは１９時５４分に消火系ラインから海水注水を開始したことにしています。
○３月１５日６時１４分頃、圧力抑制室付近で異音が発生するとともに同室内の圧力が低下しました。これが２号機圧力抑制室の破損です。

《原子炉の挙動シミュレーション（解析）》
〈解析の前提条件〉
２号機のシミュレーションについて、２種類の前提条件（【その１】と【その２】）をおき、それぞれの前提条件の下でのシミュレーションを行っています。
１４日に隔離時冷却系が停止した以降、消防ポンプを用いて圧力容器への海水注入を開始しました。海水の注入量として、消防ポンプの吐出側の流量がわかっているようです。しかしシミュレーションでは、その１、その２とも、消防ポンプ吐出側の流量を用いませんでした。その１は消防ポンプ流量よりも少なく、その２はもっと少ない流量です。具体的には、
【その１】圧力容器の水位計計測値が示していた水位が保持できる程度の少ない流量
【その２】もっと少なく、圧力容器の燃料域を維持できない程度の低い水位しか確保できない流量
を仮定しました（仮定１－１、仮定１－２）。

〈地震直後から隔離時冷却系がダウンするまでの間〉
隔離時冷却系がダウンするまでは海水を注入していないので、上記仮定１－１、仮定１－２は関係有りません。

その一方で、シミュレーションでは、地震発生から２１時間後という早い段階で、格納容器の気相部からの漏洩（約φ１０ｃｍ）を仮定しています（仮定２）。
仮定２を置いた結果として、格納容器内の圧力の挙動が計測値とシミュレーション値とで一致しています（図３．２．１．３．）。もしこの期間で格納容器に漏洩がなかったとすると、格納容器圧力はもっと激しい勢いで上昇したというのです（図３．２．１．１０）。
ちょっと待ってください。２号機の隔離時冷却系は、外部電源が失われたときに作動すべき正規の冷却系であり、１４日までは正常に作動していたと見られています。その期間内に、なぜ格納容器が破損したのでしょうか。解析では、破損を仮定した地震後２１時間ですでに格納容器温度は設計温度を超えているから（図３．２．１．５）と説明していますが、隔離時冷却系というのは格納容器が破損するような温度上昇を最初から見込んで設計されていたということでしょうか。
もう一つ。もし格納容器に穴が開いていなかったら、上記図３．２．１．１０に示すように格納容器圧力は急上昇したとのことですが、これも隔離時冷却系の最初からの前提なのでしょうか。そうだとしたら、格納容器が破損しない限り、隔離時冷却系が正常に作動している間にも格納容器のベントが必要になったはず、ということになり、納得できません。
確かに、２、３号機が採用している隔離時冷却系は、熱が格納容器から逃げませんから、温度が上昇していくことは間違いありません。しかしそれを承知で、１号機の非常用復水器方式から２、３号機の隔離時冷却系方式に変更したはずです。こんなことなら、非常用復水器の方がよっぽどましです。１号機の非常用復水器には消防系の配管がついているみたいですから（この図面）、ここから消防ポンプで非常用復水器に海水を供給すれば半永久的に原子炉冷却ができるではないですか。

長くなったので、「蒸気凝縮系」をはさんで以下次号。

特許法改正案 国会で可決

昨５月３１日、特許法改正案「特許法等の一部を改正する法律案」が衆議院で可決しました。参議院ではすでに４月１５日に可決していますので、これでこの法律が成立したこととなります。参議院のサイトで確認することができます。改正の概要については特許法改正の進捗状況でご覧ください。
取り敢えず速報まで。