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東電福島第一発電所事故（国会事故調）報告書の解析及び提言

2013-09-15 23:38:31 | 脱原発依存
「1号機」
福島第一発電所原子炉メルトダウン（炉心溶融）は全電源喪失（交流、直流）時に於ける冷却系最終手段である非常用腹水器（ＩＣ）が当初離脱されており、そのご接続したが異常が発生し再度離脱せざるを得なくなり、炉心冷却が維持不能となり、メルトダウンに至ったのである。
「2号機」
原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）の自立維持回路（蒸気タ―ビン駆動）が起動され、順調に冷却が維持されておりその後、高圧注水系（ＨＰＣＩ）も起動され安定度は増したのである。しかしながらその後2号機は自立回路である（ＲＣＩＣ）が停止（原因不明）し、メルトダウンに至っている。
「３号機」
３号機は直流電源が確保されており、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）並びに高圧注水系（ＨＰＣＩ）共に起動され順調に冷却が維持されたのであるが、その後直流電源が喪失した為に全ての冷却系が停止し、メルトダウンに至っている。
「４号機」
4号機は定期点検中であり、原子炉は休止していたが、3号機原子炉建屋からの水素ガスが建屋に充満し、爆発したのである。

「筆者所感」
当該事故は原子炉スクラム（緊急停止）燃料棒装着と非常用炉心冷却（ＥＣＣＳ）全てが機能しながら核燃料（放射性同位体）の崩壊熱除去に失敗したのである。
原子炉緊急停止後の冷却プロセスは多重の系統でその機能維持を確保すべく構築されており、電源供給時に於ける停止並びに冷却維持（冷温停止）は確保されているのであるが、全電源喪失時に於ける冷却維持は操業以来初の事なのである。

1号機に関しては報告書に於いて東電運転操作員の訓練並びに研修不足が取り沙汰され、定期点検等に於いても当該回路の操作訓練も成されておらないで在ろう事が指摘されており、筆者の経験でも妥当な所見と思えるのである。
非常用腹水器（ＩＣ）の原子炉冷却系からの離脱は最悪の場合には設備竣工当初からの経緯が考慮され、当該回路の重要性を認識していなかったと思われるのである。
２～３号機は当該機能の動特性が実プラントで検証された事は無く、開発設計時に於いての静特性（机上プラン）で製造の上、装着されていたのでは？
直流電源はバッテリー切れでその機能を喪失しており、電源喪失で冷却機能も連動して遺失しており、全電源喪失時に於ける最終手段としては納得出来ない事である。
建造メーカであるアメリカ（ＧＥ社）の見解が必要である。
通常一般産業（鉄鋼、化学、製紙,etc）では電源遮断試験（ブラックアウト）を非常用発電設備のインターフェースも兼ねて実施し、規定の保安要件の動特性を確認するのである。（竣工引き渡し条件）ユーザ立会試験となるのである。
原発操業時（原子炉臨界時）に於いての電源遮断試験は危険性が高く、現実に実施する事は不可能と思われる。
日本では軽水沸騰水型（ＢＷＲ）及び軽水加圧水型（ＰＷＲ）が操業しており、東電福島原発は（ＢＷＲ）なのである。

「原子力規制庁（規制委）に向けての提言
再稼動を許可した原発の原子炉臨界後に於いての全電源遮断試験を実施し、全ての保安回路（原子炉スクラム、ＬＰＦＬ、ＨＰＣＦ，ＲＣＩＣ，ＡＤＳ）の動特性を許認可省庁立会で検証し、最終認可を与えるべきである。
規制委の後付け安全対策では当該要件をクリアする事は出来ないのであり、国民の安全安心を確保する事が第一なのである。