国会事故調報告書確信部位(１号～３号機）の成す意味合に秘めるものＵＲＬ

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国会事故調報告書確信部位(１号～３号機）の成す意味合に秘めるもの

１号機は東電操作員の非常用腹水器（ＩＣ）の操作ミスが起因した事故（メルトダウンからメルトスルーに至る）
事実は確かにそうなのであるが、1号機～3号機を総括しての評価では重要な意味合いが醸し出されてくるのである。
{その１｝
事故調調査員の巧みな記述（不可避、不可逆的、可逆的、不確実、非凝縮性、etc)による検証内容の信頼性確保並びにオーソリティ化が図られているのである。
{その２}
1号機は東電の操作員の非常用腹水器（ＩＣ）の操作ミスが主眼となっており、事実なのである。
しかし（ＩＣ）が順調に機能した場合に於ける冷却維持の経過（冷却能力保持）即ち、充分に原子炉隔離時冷却維持可能な状態まで（ＩＣ）は冷却を維持出来るものであるか否や。
{その３}
２～3号機は原子炉隔離時冷却装置（ＲＣＩＣ）の全電源（交流）喪失後の（ＲＣＩＣ）の挙動に関しての検証であるが、2号機は直流電源も喪失しており、通常であれば（ＲＣＩＣ）はその機能は停止するのであるが、直流電源が喪失した事により、各種のインターロック回路が全て機能不全となった事で奇跡的に（ＲＣＩＣ）は稼働を継続したのであるが、現実には不確実性を秘めた稼動であり、その後突然停止した為に事故となっている。
（ＲＣＩＣ）は冷却水ポンプを交流電源喪失に備える為、原子炉の蒸気による蒸気タービンで冷却水ポンプを駆動しており、自立回路が形成されているのである。
しかしこれに関しても（ＲＣＩＣ）が正常に稼働した場合の冷却維持継続時間に関する記述はないのである。
３号機は直流電源が確保されており、順調に冷却が維持されていたのであるがバッテリーが上がり、直流電源が喪失した事により（ＲＣＩＣ）は停止し、事故に至っている。

ヒューマンエラーと装置の不確実性が事故要因として記述されているのであるが、原子炉制御の保安回路の信頼性（安定性）が確保（検証）されておらず全電源（交流、直流）喪失により、事故に至る事は明らかなのである。
当該事故も原子炉隔離時冷却系に至っての事故であり、記述通りであるならば当該冷却系の見直し改善が必要な事は歴然なのである。
建造元である米国ジェネラルエレクトリック（ＧＥ）社の見解を正し、（ＢＷＲ）開発メーカを交えた検証と改善を策定し、国内全ての（ＢＷＲ）改良型商業炉の改善を断行の上、国民の安全並びに安心を確保する事は言うまでも無い事である。
奇しくも米国ＧＥ社製の（ＢＷＲ）に於いて事故検証された事は不可思議では無く、当然と解釈すべきなのである。