Bbl...Bbl いI魁 ‐ ‐ 石橘克彦 1944年神奈川県に生まれる...
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石橘克彦
1944年神奈川県に生まれる1968年東京大学理学部地球物理学科卒業1973年東京大学大学院理学系研究科博士課程修了東京大学理学部助手,建設省建築研究所国際地震工学部室長,神戸大学都市安全研究センター教捜を経て,現在-神戸大学名番教授専攻一地霊テクトニクス著瞥一『大地動乱の時代-地腱学者は警告する』(岩波新番)
I阪神・淡路大溌災の教訓』(岩波ブックレット)『地匪の事典』(共薪,朝倉番店)傭の海からきた丹沢--プレー・トテクトニクスの不思鋤供著,有隣鑓)など
執筆者紹介(秋雄順)
石橘克彦(いしぱし・かつひこ)奥付参照 P1
I
霞
田中三彦(たなか・みつひこ)1943年生.バブコック日立で原子炉圧力容器の股計に携わる.1977年退社.以後,科学に関わる翻訳・執錐に従事.源発はなぜ危険か」鰐削斯鋤など.
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後藤政志(ごとう・蓑さし)ユ949年生.博士(工学).芝浦工業大学非常勤識師.東芝で柏崎刈羽原発3,6号機,浜岡原発3,4号機,女川原発3号機の原子炉格納容器の設計に携わり,2009年退社.
鎌田逆(かまた・じゅん)1972年生.大学非常勤誰師.都市計画・アメリカ先住民研究.『ネイティブ・アメリカン』倦憩噺鋤,『「辺境」の抵抗』御茶の水愁房)など.
岩波新脅噺赤版)1315原発を終わらせる
上瀧千尋(かみぎわ・ちひろ)1966年生.原子力資料情報室IMOX総合評価(共署,七つ森番館),姥朽化する原麹(共薯,原子力資料悩報室),I検証東電原発トラブル隠しj(共若,岩波鋤盲)など.
2011年7月20日第1刷発行
L1
いしばしかつひこ
覇者石橋克彦
発行者山口昭男
発行所株式会社岩波脅店〒101F8002束京都千代田区一ツ橘公5-5
案内03.-5210-4000販売部035210-4111http://Www.iwanami.co.jP/
新謹編集部03-5210-4054http:"www.iwanamiShinsho・com/
印刷・理想社カバー・半七印刷製本・中永製本
井野博満(いの.ひろみつ)1938年生.東京大学名誉教授・金属材科挙臓底検証21世紀の全技術』(佐伯康治との糞臼瀬采'藤原翻苫),『聴環型社会」を問う」(藤田材津との麦任綱築,藤原香店)など.
j肌争卜参弧隈今中哲二(いまなか・てつじ)1950年生.京都大学原子炉実験所助
教原子力工学・『チェルノブイリ事故による放射能災割(湖,技術と人町),『原発の安全上欠陥』(共薯,第三制F館)など.評
1部・副
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叩牌
吉岡斉(よしおか.ひとし)1953年生.九州大学副学長・同大学大学院比較社会文化研究院教授科学技術史.源子力の社会史j(朝日新聞社),「通史日本の科学技術j(共銅薯,学陽誰房)など.
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1原発で何が起きたのか
一号機の参異常な″原子炉水位降下
三月二日午後二時四六分の地震発生の翌日、一二日の午後三時三六分、福島第一原発一号
機の原子炉建屋の最上部にあるオペレーションフロア(サービスフロァとも呼ばれる)が、水素爆
想定外の大津波の襲来さえなければ福島第一原発事故は起きなかったIこれが今日、社会
に形成されつつある基本認識であるかもしれない。いや、すでに堅固な認識になっているのか
もしれない。しかし本当にそうなのか。この先、地震国日本と原発という大きな問題を議論し
ていかねばならないときに、われわれが注意を向けるべきことは大津波だけなのか。〃想定外″
ということですべて片が付くのか。たぶん、そうではない。
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1原発で何が起きたのか
下がっていた。
原発技術者たちは核燃料最上部を「有効燃料頂部」と呼ぶ。あるいは、それに対する英語の
略記「TAF」を使う。通常、原子炉水位はTAFより約五メートルも上にあるから、一号機
の場合、地震が起きて二一時間のうちに、高さにして約三メートル七○センチぷんの水(冷却
材)が原子炉外へ消えたことになる。原子炉内部にはけつこういろいろな物が入っているから、
水位の変化だけで消えた水の量を正確に割り出すことは難しい。しかし原子炉の直径は約四.
八メートルもある。おそらく二、三○トンぐらいの水が、どこかへ消えたはずだ。
そればかりではない。その後も原子炉水位は下がりつづけ、二一日の朝の八時にはついにT
AFから四○センチ下まで降下し、水素爆発が起きる約二時間前の一二日午後一時半過ぎには、
なんとTAFから一メートル七○センチも下にあった。燃料棒の長さはおよそ四メートルだか
ら、そのとき燃料棒の全長の四○%強が水面から上に出ていたことになる。なぜ一号機はこれ
ほど速く原子炉水位が降下したのか。
別添一には二号機、三号機の運転パラメータも記されていた。二号機、訓亭機の水位の変化
もけっして〃正常〃ではなかった。とくに三号機のそれはかなり異常だった。しかし二号機も
5
三号機も、少なくとも一二日に原子炉水位がTAFを切ることはなかった。
発で吹き飛んだ。その翌々日の一四日の昼前、今度は三号機でも同様の、しかしより激しい水
素爆発が起きた。このときは、官房長官のいわば安全宣言付きの爆発予告まであった。さらに
翌日の一五日の早朝には四号機で火災が起き、またそれとほぼ同時刻に二号機の圧力抑制室付
近で水素爆発らしきものが起きた。
これら一連の爆発や火災の中でもっとも気になったのは、地震発生から二五時間足らず、
早々に水素爆発を起こした一号機だった。全交流電源を喪失した原発が水素爆発を起こすまで
のプロセスはある程度思い描けたが、それにしても速すぎた。爆発までのあの速さはいったい
何を物語るのか?少なくとも一号機には何か特別なことが起きなかったか?
私の記憶違いでなければ、ある程度まとまった形で各号機の圧力や水位などが示されるよう
になったのは、原子力災害対策本部が三月二○日過ぎあたりから首相官邸ウェプサイトにアッ
プしはじめた「平成二三年(二○三年)福島第一・第二原子力発電所事故について」という事
故日報のような文書に附帯する「別添こにおいてではなかったかと思う。その別添一に列記
され・ていた一号機の「運転パラメータ」(原子炉水位、原子炉圧力、格納容器圧力など)を見て私は
鷲袴した。たとえば原子炉水位。地震が起きて一二時間しか経っていない一二日深夜二時四五
分に、原子炉水位がなんと核燃料棒最上部まで「わずか」一メートル三○センチのところまで
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1原発で何が起きたのか
器の中で海水によって冷却されて水に姿を変え、給水ポンプの力を借りてふたたび原子炉圧力
容器へ戻る。‐●I唖
運転中の冷却材圧力は約七・○メガパスカル(約七○気圧)、原子炉圧力容器の中で生み出され
る蒸気の温度は二八五度である。原子炉圧力容器の大きさは原発の出力などによって異なる。
電気出力四六万キロワットの一号機の原子炉圧力容器の内径は約四八メートル、高さは約二
○メートル、七八・四万キロワットの二、三号機のそれは内径が約五・六メートル、高さが約二
二メートルだ。なお、似た言葉に「原子炉」がある。原子炉は厳密には容れ物ではなく〃装
置″を意味している。しかし実際には、原子炉圧力容器という容れ物の意味で使われることも
少なくない。
タービンと連結している発電機が回転し、電気が生み出される。一方、仕事をした蒸気は復水
原発の原理そのものは比較的単純だ。沸騰水型の場合、まず、原子炉圧力容器の下方に収め
られている核燃料が連鎖的に核分裂反応を起こし、その際発せられる莫大な熱エネルギーによ
って原子炉圧力容器内の水(冷却材)の一部が沸騰して蒸気になる。その蒸気がタービンを回し、
|騒霊霊篝蕾
原子炉圧力容器
ダウンカマー
図1束砥福島第一原子力発電所1号機水・蒸気概略系読図
原発の基本的な仕組み
図1は福島第一原発一~五号機の、運転中の水と蒸
気の流れの概略を示している(六号機もほぼ同じだが、
格納容器の形が大きく異なる)。この種の概略系統図は新
聞やテレビでも再三登場していたが、見るときに一つ
注意がいる。こうした図は実際の配管の本数をあらわ
していないし、配管や弁や機器の正しい位置関係をあ
らわしているわけでもない。たとえば、この図には主蒸
気管が一本しか描かれていないが、実際には四本ある。
再循環系配管にいたってはタコの足のように多くの配
管で構成されている。また原子炉圧力容器の上部から
出た蒸気がそのまま水平にタービンに向かうように思
えるが、実際には、原子炉圧力容器を出た水蒸気は原
子炉圧力容器の壁に沿うように、まず真下に降りる。
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爆発などが起きないように、原発の運転中、格納容器には不燃ガスである窒素が封入されてい
る。なお、原発が正常に運転されているとき、格納容器の圧力は、われわれの生活空間とほぼ
同じ一気圧展密に言えば、一気圧よりほんのわずかに少ない圧力)である。
格納容器は、大小さまざまな原子炉系配管のうち最大径の配管が完全破断した場合I’すな
たり破損したりして冷却材が漏出してしまうような事故l冷却材喪失事故(それに対する英語
旨のの。周旦肖青。画の具の頭文字をとってLOCAとも記される)lが起きたときに、放射性物質
が外環境にまき散らされないようするために存在する。また、そのような事故時に内部で水素
華郵蓉建澤吟》隼》呼ぶ)が破断し
ライウェルと圧力抑制室の温度差に伴う相対的な変位(動き)を
格納容器は、原子炉圧力容器を出入りする配管(以後これを
Markl型格納容器とその圧力抑制機構
8
後の重要な議論のために、図1に描かれているもう一つの重要な容器、「格納容器」につい
て少し詳しく説明し●ておきたい。格納容器は大きくは二つの部分からなる。一つは、巨大なフ
ラスコのような形の「ドライウェル」、もう一つは、そのドライウ一一ルの底部をぐるりと取り
囲んでいる巨大なドーナツのような形の「圧力抑制室」である。圧力抑制室には多数の呼称が
あり、「ウエットウェル」、「サプレッション・チェンバー」と呼ばれたり、その形から、「トー
ラス」(円環体)と呼ばれたりもする。しかし厳密には円環状櫛造物ではない。一六個の円筒を、
互いに少しずつ角度を付けて現地で溶接しながら組み立てた構造物で、上から眺めると全体と
して正一六角形になっている。ドライウェルと圧力抑制室とは、哀ローズ」という蛇腹状の
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″柔い〃構造を介して、八本の太い哀ント管」で結合されている。ベローズを使うのは、ド
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福島第一原発1~5号機で使われているのと同じMaxkI型格納容器味ブラウンズフェリー原子力発電所建設中),手前のお椀状のものが格納容器の上盗
出所:rennesseeValleyAuthoxibrホームページ(http:"Wwwttvacom/)
わち、冷却材が溌大流量で
放出されるような冷却材喪
失事故lを想定し、その
ときの最大過渡圧力と過渡
温度に耐えられるように構
造設計される。福島第一原
発の一~五号機で使われて
いる格納容器は、Mark
l型と呼ばれる古い格納容
器で、設計圧力は○四メ
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ガパスカル(約四気圧)前後、
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ステーションブラックアウト、またはSBO
東電の公表資料にしたがうなら、三月二日午後二時四六分、福島第一原発は東北地方太平
洋沖地震による激しい揺れに襲われた。それにより、運転中だった一~三号機はただちに自動
的に緊急停止した。つまり、燃料棒を何本も束ねた燃料集合体の間に制御棒が自動的に挿入さ
れ、各号機の核分裂反応が停止した。
一方、同じ午後二時四六分に「外部電源」が喪失した。緊急時に使われるいくつものポンプ
類は発電所の外部から供給される電力に頼っている。福島第一原発の場合、一~四号機は東
よ
電・新福島変電所からの「大熊線」経由で供給される電力に、五、六号機は「夜ノ森線」経由
で供給される電力に、それぞれ頼っているが、地震発生と同時に大熊線からの所内受電設備が
損傷したり、夜ノ森線からの受電鉄塔が倒壊したりするなどして、結局、福島第一原発全体と
して外部電源喪失に陥った。しかし、外部電源喪失に陥るとすぐl正確には午後二時四七分
に’一~三号機にそれぞれ二台ずつ設置されている非常用ディーゼル発電機が自動的に起動
した(地鍵時に定期検査中だった四~六号機の非常用発電機も自動起動しているが、詳しい説明は省略す
る)。
しかし、後述するように、福島第一原発一号機においてはドライウェルの圧力が短時間のう
ちに設計圧力を大きく超え、一気に○・七四メガパスカル(約七・四気圧)まで上昇した。それは
いったいなぜか?最大径の原子炉系配管が完全破断しても四気圧を超えないはずなのに、
七・四気圧まで上昇したとはどういうことか?圧力抑制機構が少しも期待どおりには機能し
なかったように私には見える(これについては、この先の一号機事故経過分析の中で再度取り上げる)。
確かにこれだけ圧力が高くなると巨大な格納容器全体が一瞬で大破壊して飛散する可能性が出
てくるから、国は「ベント」(ガス放出)を強行した。新聞やテレビがこのベントに伴う放射性物
質の大気放出に注意を向けたのは当然のことだが、なぜ設計圧力を大幅に超え.る圧力が格納容
器に生じたかに目を向けるメディアは皆無だった。
味だ。
設計温度は一四○度前後だ。
仮に最大径の配管が完全破断した場合、ドライウェルには一気に大壷の蒸気が噴出するだろ
う。その蒸気は猛烈な勢いでベント管を通り抜け最終的に圧力抑制室内の大量の冷水lサプ
レッション・プールーの中に導かれて水になり、体積凝縮が起こる。こうして、ドライゥェ
ルの圧力は四気圧以下に抑制される。格納容器の設計圧力が○・四メガパスカルとはそいう意
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1原発で何が起きたのか
の開始点をSBOとするか、それともそれより前とするかで、原発の安全性(あるいは危険性)
に対する見方は根本的に違ってくる。
すでに書いたように、原子力災害対策本部は三月二○日過ぎあたりから福島第一原発の「運
転パラメータ」を首相官邸ウェブサイトにアップするようになったp私は、そのパラメータ
(原子炉水位、原子炉圧力、格納容器圧力など)を「エクセル」に入力し、いろいろなグラフをつく
りながら、なぜ一号機の原子炉水位が急速に降下したかをあれこれ考えた。そして最終的に、
一号機では原子炉系配管が長時間の激しい揺れに耐えられずに破損し、原発事故の中でもっと
も恐れられてきた仮想事故l配管の破断や破損による冷却材喪失事故(LOCA)lが起き
た可能性が高いと推断した。そしてそれをまず月刊誌『世界』五月号に、ついで『科学』五月
号に書いた。それぞれの原稿締切時点で公表されていた運転パラメータや関連情報がきわめて
限定的だったから、どちらにおいても科学的に十分説得力をもった推論を展開できたわけでは
なかった。しかしその推論の重要な柱の一つである「格納容器最上部のフランジ部からの蒸気
漏出」(後述)を、最近東電も想定しているし、いまでは誰もが疑わない一号機のメルトダウン
や、それに伴う制御棒貫通孔溶接部分の破損なども推測しており、論述の方向そのものに大き
廻
な過誤はなかった。.
冷却材喪失事故は起きなかったか
あくまで福島第一原発事故はこのSBOからはじまった、とするなら、それは「すべては大
津波による」という表明である。しかし、SBOより前に何か重大なことが起きてはいなかっ
たかという考え方も、当然ある。いや、あるというより、なければならない。
なるほど、東電が五月一六日に公表した一連のデータ(後述)からは、地震発生直後に原発は
正常に緊急停止し、外部電源喪失直後には非常用ディーゼル発電機が正常に起動したように読
み取れる。たぶん、それはそうなのだろう。しかしそうだとしても、それによって、あの長時
間の激しい揺れ(Ⅱ14章参照)の中で原子炉系配管の一つ(またはいくつか)が破断したり破損し
たりした可能性が否定されるわけではない。二つはまったく別の話である。福島第一原発事故
しかしその約五○分後、あの〃想定外″の出来事が起きた。福島第一原発に大津波が襲来し、
哩
東電の報告書によれば、非常用ディーゼル発電設備または関連機器が「被水または水没」によ
り使用不可になった。かくして二日午後三時三七分に一号機が、同三八分には三号機が、そ
して同四一分には二号機が、すべての交流電源の使用不可を意味する「全交流電源喪失」(ステ
ーションプラックァウト、SBO)という危機的状態に陥ったとされている。
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(1)原因はLOCAか、SRV開閉か
さて、図2は地震発生後の「原子炉水位」と「格納容器の圧力」の変化である。そのうち原
子炉水位に関してまず目に付くのは、地震発生後約六・七時間(正確には三月二日午後九時三○
分)での水位の低さだ。TAFまで四五センチしかない。.すでに述べたように、通常は約五メ
ートルだから、六時間四四分で約四・五メートルも水位が降下したことになる。なぜこれほど
速く水位が降下したのか?考えられることは、大きくはつぎの二つである。
一つは、長く激しい地震動による原子炉系配管破損によるLOCAが起きたということ。具
体的には、主蒸気管、再循環系配管、そして後述する非常用復水系配管などの破損が頭に浮か
ぶが、特定することは不可能だ。まったく別の配管かもしれない。
またLOCAと言っても、はじめのうち、その程度はそれほど大きくはなかったかもしれな
い。しかし七・○メガパスカル(約七○気圧)という高圧の冷却材が破損部から流出(噴出)しつづ
けるうちに破損部が〃なめられて″次第に大きく口を開け、それに伴って流出量も増えるとい
うのは、火力発電や化学プラントの圧力配管の破損でもよく見られること。つまり、はじめの
うちは小規模LOCAで、時の経過とともに中規模LOCAへと移行したかもしれない。
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改めて、LOCA仮説を検証する
私が提起している原子炉系配管破損による冷却材喪失仮説にとって不可欠とも言うべき基本
的な情報は、地震が起きる直前から地震発生後五、六時間ぐらいまでのさまざまな運転パラメ
ータだが、とくにそれらはいまもほとんど公表されていない(そういうデータが存在するのかしな
いのか、東電はその点を明確に説明していない)。
とは言え、関連する情報に関して大きな前進があった。福島第一原発事故発生から二カ月以
上過ぎた五月一六日、東電は、地震発生直前から大津波襲来の前後あたりまでの「過渡現象デ
ー々」や「警報発生記録等データ」、中央制御室内のホワイトボードのメモ、運転日誌、各種
の弁や機器類の操作実績などを公開した。またそれらと合わせて第一原発一~三号機の「運転
パラメータ」の〃改訂版″を公開した。
そこで、公開されたそれらの情報をもとに一号機で原子炉系配管の破断または破損によるL
OCAが起きたかどうかを検証し直してみた。なお、私がここで言う「破断」は配管が完全に
断ち切られた状態を、「破損」は配管に部分的に貫通亀裂や開口部が生じている状態を、それ
ぞれ意味している。
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止後しばらくして崩壊熱により原子炉圧力が高まり、やがて七・五メガパスカルに達する。す
ると四個のSRVが自動的に開き、かなりの量の蒸気がその先の太い配管に吸い込まれるよう
にして圧力抑制室の水中まで導かれる。その結果、体積凝縮によって原子炉圧力が低下し、や
がて六・九メガパスカルになり、四個のSRVが閉じる。しかしSRVが閉じるとふたたび崩
壊熱により原子炉圧力が高まり、七・五メガパスカルまで上昇し、SRVが開き、大量の蒸気
が圧力抑制室の水の中まで導かれ……と、同じパータンが何度か繰り返される。その結果、最
核分裂生成物による「崩壊熱」によって原子炉圧力容器の中では蒸気の発生が継続する。しか
し緊急停止後すぐに主蒸気隔離弁が作動し、タービンへ向かう蒸気ラインを閉じてしまう。そ
の結果、行き場を失った蒸気のために原子炉圧力が上昇していく。したがってそのまま放置す
ると、原子炉圧力容器そのものが大破壊を起こす危険性が出てくる。その危険性を回避するた
めに、SRVがある。SRVは四本の主蒸気管それぞれについている。一号機の場合、公的資
料を調べるとSRVは原子炉圧力が約七・五メガパスカル(約七五気圧)に達すると自動的に開き、
ある値(筆者の推定では約六・九メガパスカルⅡ約六九気圧)まで下がると自動的に閉じるようになっ
ている。
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地震発生後の時間
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二つ目は、地震発生直後から約六時間
の間、「主蒸気逃し安全弁」(以下、SR
V)が〃自動的に″、そしてもしかすると
頻繁に、開閉動作をしたかもしれないと
いうこと(付け加えれば、原子炉水位がかな
り低い状態では「自動減圧」装腫としてSR
Vが作動した可能性もある)。
地震発生直後の緊急停止で核分裂反応
が停止しても、よく知られているように
いずれにしても、原子炉系配管の破損
によって、図2中の大きい矢印のような
原子炉水位の急速な降下が起きたかもし
れないと考えることに、大きな妨げはな
いだろう。
Ⅳ
16
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(2)一号機原子炉圧力が上昇した形跡がない
ここに掲げた表は、一号機に何が起きたかを推測する上で重要と思われるイベントを、東電
公開データから私が主観的に選んでまとめたものである。この表のイベント6,7、廻、週、
巧、刀は、一号機にだけ備えられている「非常用復水器」房o震。口唇員の易の獄以下、IC)と呼
ばれる、かなり原始的な「崩壊熱除去」装置の動作あるいは操作状況だ。そして図3はそのI
Cによる崩壊熱除去の仕組みを説明したものである。
ICにはA、B二系列ある。どちらの系にも合計四個の弁(1A~4A、1B~4B)があって、
そのうち3Aと3Bを除くすべての弁が「常時」開いている。そして今回のように原発が緊急
終的に大量の冷却水が原子炉から圧力抑制室に〃流出診し、そのぷん原子炉水位は降下する。
もし地震発生直後あたりから約六時間半の間に、このようなSRV自動開閉動作が何度か繰
り返されたのであれば、六時間半後、原子炉水位がTAFの上四五センチまで降下していても
不思議ではない。しかし、東電が五月一六日に公開した過渡現象記録をはじめとする一連のデ
ータは、このようなSRV自動開閉動作が今起きなかった″ことを強く示唆している。つぎに
それについて述べる。
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核反応の緊急停止直後で崩壊熱がもっとも大きく、それによる原子炉圧力の急激な上昇がも
っとも心配される時間帯に、運転員がICを二系列とも手動で停止してしまうllこの事実は
何を意味するだろうか。なぜ止めたのかについて、東電は、ICの冷却効果が大きかったので
運転員は「一時間につき五五度以上の温度変化を起こしてはならなどという運転規則にした
がって停止させた、などといろいろな場で説明しているが、もっともらしい出鱈目の説明と言
わざるを得ない。一時間に五五度(セ氏)という温度変化率は、一○○年以上前から今日まで世
界中のボイラーで使われ、原発の通常運転時や通常の起動停止時にも使われている、機器の熱
疲労防止のための経験則であるカ氏一○○度/時を、日本用にセ氏に変換したものでしかない。
したがって、外部電源喪失という「緊急事態」に従うべき運転規則などではない。もし緊急時
にもそんな悠長な規則を護らねばならないということになったら、ECCS(緊急炉心冷却装運
も作動させられなくなる。
ではなぜ止めたのか。圧力の高まりがほとんどなかったのでICを〃いま″作動させる必要
はないと判断し、停止させたと考えるのが自然だろう。ICを長時間作動させると復水器の水
温が上がり、やがて冷却機能が失われる。ICは八時間以上作動しないことを熟知している運
転員が、〃その後今に起こるかもしれない非常事態に備えてとりあえずICを止めたと考える
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停止し、崩壊熱で原子炉圧力が上がりはじめると、
それを感知して弁3A、3Bが自動的に開き、水と
蒸気の自然循環がはじまる。原子炉圧力容器から出
た蒸気はICのタンクに向かい、そこで冷却されて
水になって体積凝縮し、原子炉圧力が下がる。つぎ
にその水は、原子炉圧力容器の下部の再循環系配管
を経由して原子炉圧力容器に戻る。このように、I
Cが起動すると崩壊熱で高まった原子炉圧力が減じ
られるだけでなく、温度の低い水が原子炉に戻って
くるので、冷却材の温度も下がる。
さて、表を見ると、地震発生から六分後にA、B
二系列のICが自動起動していることがわかる(イ
ベント6)。ところがその.三分後、なぜか運転員は
手動で3A、3Bの弁を閉じ(イベント7)、ICを
二系列とも停止した。
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l原発で何力抱きたのか
(3)iCの再起動が原子炉圧力を急激に降下させた?
原子炉圧力と格納容器(ドラィウェル)の圧力の変化を図4に示す。地震発生後五時間を少し
過ぎた時点の原子炉圧力六・九メガパスカル(約六九気圧)と、地震発生後一二時間の原子炉圧力
○・八メガパスカル(約八気圧)の落差が目立つ。比較的短い時間のうちになぜこのような圧力降
下が生じたのか。おそらくそれはICの操作と深く関係していよう。
運転員は午後九時三○分(地震発生後約六・七時間)、三時間以上停止していたICを再起動し
た(イベント巧)。いっこうに下がらない圧力を気にしたのか。それとも圧力が少しずつ上向き
露
になりはじめたのか。しかしこの頃にはすでに水位がTAFのすぐ近くまで下がっていたから
とになるが、いまやその答えは自明に思える。地震直後に原子炉系配管のうちのいずれか一本
(または複数本)が破損し、そこから圧力が抜けていたということだろう。大口径の配管が破断
したのであれば(つまり、大規模のLOCAであれば)原子炉圧力は急激に下がるが、中規模ある
いは小規模のLOCAなら、崩壊熱による圧力上昇分があるので、ただちに目に見えるほど原
子炉圧力が低下することはないだろう。ただし、すでに書いたように、はじめは小LOCAで
も、徐々に破損部位が拡大して、圧力と水位の低下が顕著になってくる可能性ばある。
のが妥当だ。
その後、運転員は午後六時一○分にICを再起動するが(イベント里、起動してわずか一五
分後にふたたびICを停止し(イベント翌、午後九時三○分まで、一度も起動させていない。
結局、地震発生の午後二時四六分から午後九時三○分までの六時間四四分で、ICが動作した
時間の合計はわずか二六分だ。それだけではない。B系列のICは地震直後に自動起動したも
のの、二分後に停止され、その後はまったく動いていない。
こうしたことは、地震発生から午後九時三○分まで、ICを作動させねばならないような原
子炉圧力の大きな高まり(上昇)はほとんどなかったことを意味するだろう。そしてもしそうで
あるなら、七五気圧で自動的に作動するようになっているSRVが繰り返し作動するようなこ
とはなかったと考えられるだろう。
「いや、SRVを運転員が手動で操作してはいないか?」と問われる読者のために付言して
おけば、東電の公表資料「各種操作実績取り纏め」には、一号機のSRVを手動で操作した実
績は「なし」と明記されている。
では、なぜ大量の崩壊熱が発生していながら圧力がそれほど上がらなかったのか、というこ
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注:図中の数字はイベント番号(表参照).東砥盗料を基に錐者作成
図4原子炉圧力と格納容器(ドライウェル)圧力
1原発で何が起きたのか
(4)格納容器上部フランジからのガスの漏出
その変化しなかった原子炉水位が、一六時間後頃からふたたび急速に降下しはじめる。原因
は何だろうか。私が注目するのは格納容器の圧力だ。前述のように、格納容器圧力は一二時間
後あたりで○・七四メガパスカル(約七・四気圧)まで上昇してきている。設計圧力(約四気圧)を大
きく超える異常な圧力だ。そしてそのために、格納容器上部にある巨大な上蓋(前掲の写真とそ
の説明文を参照)と格納容器本体とを多数のボルトで結合しているフランジが高い圧力に耐えら
れずに微少だが変形し、そのためフランジ部に隙間が生じ、そこから格納容器内のガスが漏れ
はじめたと思われる。図4において、一二時間後あたりから一五時間後にかけて格納容器圧力
が突然低下傾向に入っているのは、そのためだろう。
こうして、原子炉圧力と格納容器の圧力バランスが崩れる。そしてそのために、ふたたび原弱
(約七・四気圧)まで上昇していることだ。言い換えると、この頃に原子炉圧力と格納容器圧力が
ほぼ等しくなりはじめている。両者の圧力がバランスすると、原子炉系配管の破損部からの冷
却材漏出はほとんど止まるにちがいない。実際、図2にあるように、このあたりから原子炉水
位は約五時間、ほとんど変化していない。
S亜隠圧力酌Z5MPa
謹皇炉圧力69MPa(A系)邦叩印ⅦⅡⅡ肌■■
理■11■■■■■
日日■
力降下ロ。■。
注
鑿罎露湧割秤儒詳
臣子炉圧力
O2MPa仏系】』ロ
、
〃
吟イ雄卿
(図2)、原子炉圧力容器の上半分以上が高塑
温高圧の蒸気で満たされていた。そのよう
な状態でICを起動しはじめたから、圧力
が効果的に除去されはじめた。ディーゼル
駆動の消火用ポンプGB蜀邑の不具合に
よりICが停止したのは一二日未明の午前
一時四八分(イ.ベントⅣ)。ICは連続四時
間以上動作していたことになるb記録が欠
如しているので原子炉圧力が正確にはいつ1
○・八メガパスカル(約八気圧)まで降下した
かは不明だが、図4から、それは地震発生
後一二時間以前だったことがわかる。
さて、図4にはもう一つ注目すべきこと
がある。それは同じ頃(地溌発生後約一二時
間)格納容器の圧力が○・七四メガパスカル
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“ず-4宮‐1G.‐・可・◇JIIJPr・‐I』〃・
山‐ldrr1、◇◇言‐4.4‐‐4』‐1◇
きぐ.‐‐’◇‐‐守凸‐0J・’1◇‐‐・‐‐.‐
一一三膳1.二f≦幸'・-=;・--主・=‘.‘ニー....昼.『..-.ニニ--------巳さ.-,=-’.=き-一・一一'..。5'一’--,-----・‘---’一'ず、:ニミーーテ・ニ'一z,』平一
一・==5.,--一ご・-,,さ~・与・・'ロ・-・・・合己・ざ一:.。$.,和,、像.吾や強芸奉一 句し'、,■一一一一今一一一一一
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l原発で何が起きたのかβIGGfI〃I
列合わせて毎秒四○○リットルという猛烈な量の水が格納容器内に噴霧されつづけている(記
録がないので、いつまで噴霧されつづけたかは不明である)。
これに関して東電は、「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」という文書(五月二三日公表)の中で、格納容器スプレ
ィは「圧力抑制室プール水の冷却を行うために起動したものと推定される」と、自動起動では
なく運転員が意図的に手動で起動したかのような説明をしている。しかし運転記録をよく調べ
てみると、そのときの圧力抑制室の水の温度は二○度だ。二○度の水を冷却するとはいったい
どういうことか?東電の説明は意味不明である。
さらに、地震直後から一号機の格納容器の温度と圧力が突然上昇しはじめているが、この事
実を東電は、外部電源喪失による「格納容器空調停止に伴う温度上昇」と説明する。たとえ、
はじめの一七分間はそうだとしても、その後、格納容器スプレイが二基起動し、大量の水を格
納容器内にばらまいていたのだから、空調停止で温度が上昇したという東電の説明はとても受
け入れられるものではない。大量の水を噴霧してもなお、格納容器の温度が上昇していく理由
を別に探す必要がある。
”
問題を元に戻して、なぜ格納容器の圧力は七・四気圧まで上昇したのか。格納容器について
/
(5)なぜ格納容器の圧力が異常上昇したか
すでに何度も書いたように、福島第一原発一~五号機で使われているMarkl型格納容器
の設計圧力は約四気圧である。この設計圧力は、最大口径の原子炉系配管が完全破断した場合
を想定し、それをもとに設定されている。では、その設計圧力を大幅に超え、最大七・四気圧
まで上昇してしまったのはなぜか?
そもそも格納容器の圧力が上昇した原因が何かと言えば、「時間的に長く激しい地麓動によ
る原子炉系配管の破損による冷却材喪失事故」にあったと私は考えている。実際、その傍証と
も言える事実がある。それは、前出の表に記したイベント8と9の「格納容器スプレイ系起
動」である。どちらも「地震発生後、半時間以内」、つまり、津波襲来以前のことだが、この
格納容器スプレイ系こそ、「冷却材喪失事故」が発生したときに格納容器の温度と圧力を減じ
るために自動的に起動する設備なのだI
地震発生から約一八分後に、A、B二系列ある「格納容器スプレイ」のうちまずB系列が、
ついでその七分後にA系列が、それぞれ起動していることがわかる。そして以後、A、B両系
子炉系配管の破損部から冷却材が漏出しはじめたと推測される。
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1原発で何が起きたのか
ではないか、と述べている(渡辺氏の見解の詳細は、二○二年六月一○日の原子力資料情報室配信の
房吋8日で知ることができる)。
もともと、福島第一原発の一~五号機で使用されているようなMarkl型格納容器の圧力
抑制機構は、冷却材喪失時に猛烈な勢いでドライウェルから流れ込んでくる窒素(すでに述べた
が格納容器の中には常時窒素が封入されている)と蒸気の動的な荷重に耐えられるのか、地震時の
スロッシングにはどうか、といった「未解決問題」を抱えていた。一九八○年、米原子力規制
委員会(NRC)はこの未解決問題に対する安全評価報告書をまとめた(昌男目9,塁爵鼻HOC早
菖目の具固目飼弓目冒卑。胃目〕)。そしてこうした米国の動きを受け、日本の原子力安全委員会も
遅まきながら一九八七年二月に「BWR・MarkI型格納容器圧力抑制系に加わる動荷
重の評価指針」なる原子力安全委員会決定を出した。東電はこの指針を、六○年代半ばから七
○年代前半にかけて設計された福島第一原発の古い格納容器に具体的にどう反映したのか、と
くに地鍵時に対してどう評価していたか、このことが徹底的に調査される必要がある。
東電は、「格納容器の圧力が異常に高くなったのは、圧力抑制室の水を海水で冷却するシス
テムが津波で使えなくなり、水温が上昇したから」などと記者会見などで説明しているようだ
四
が、ナンセンスである。原子炉から圧力抑制室に回った冷却材の総量はせいぜい数十トン、そ
の説明のところですでに詳しく述べたように、冷却材喪失事故が起きた場合、噴出した冷却材
は蒸気となって圧力抑制室内の水(サプレッション・プール)の中に入り、そのため格納容器の圧泌
力の上昇が抑制されることになっている。しかし、もし蒸気がサプレッション・プールまでう
まく導かれなかったらどうなるか。蒸気が水にならないから、体積凝縮が起こらず、そのため
格納容器の圧力がどんどん上昇していくだろう。
長く激しい地震動により、圧力抑制室の中にあるリングヘッダー(以後図1参照)やリングヘ
ッダーとベント管との接合部などが破損し、その結果、抑制機構がほとんど機能しなくなった
のかもしれない。
別の重要な指摘もある。元東芝の格納容器設計技術者で、福島第一原発の三号機、五号機、
おながわ
東北電力・女川一号機、中部電力・浜岡一~三号機などの格納容器の設計に関わった渡辺敦雄
氏(現・沼津商専特任教授)は、余震の際に、サプレッション・プール(水)が激しく揺れ動き(スロ
ッシング現象)、そのため、ドラィウェルからベント管を通り抜け圧力抑制室に入ってきた大
量の蒸気を水の中まで誘導するためのダウンカマーの先端が水面から上に出てしまい、そこか
ら蒸気が圧力抑制室上部に噴出して滞留し、その結果、格納容器の圧力が異常に高くなった
のではないかとみている。このように指摘する渡辺氏もまた、一号機では配管破断が起きたの
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○一一
本章では、東電が公表した最新の文書やデータにもとづき、東電・福島第一原発一号機が、
津波によってではなく地震動によって原子炉系配管が破損し、冷却材喪失事故を起こした可能
性について論じた。また一号機の格納容器の圧力が設計圧力を大幅に超えて異常に上昇した現
象、ならびに二号機の水素爆発が圧力抑制室の外で起きたことについてもざっと検討した。結
紙幅の関係で詳しくは書けないが、三号機の水素爆発も曇基本的には同じようにして起きた
のだろう。ところが、二号機は圧力抑制室の「外」で水素爆発が起きたと考えられている。で
は、なぜ「外」での爆発なのか。二号機の場合、たぶん主蒸気逃し安全弁経由で水素が圧力抑
制室に回ったと思われる。ところが、たとえば圧力抑制室とドライウェルとの結合部のべロー
ズが、あるいはトーラスの現地溶接部が、地麓発生直後に、長くて激しい地震動で破損してい
たため、そこから水素が外に漏出し、爆発したものと推定される。
最後に、水素爆発についても簡単に触れておきたい。図2にあるように、皮肉なことに、淡
水注入(イベント娼)直後から原子炉水位が再下降し、TAFを横切った。そのため燃料棒表面
露料被濯管)のジルコニウム合金が高温になり、炉内の水蒸気と反応して水素が継続的に発生
した。その水素は、原子炉系配管の破損部から蒸気とともに漏出した。水素は軽いので格納容
器最上部へ向かう。そして、すでに蒸気の漏出がはじまっていたフランジ部から、オペレーシ
ョンフロアに入る。三月のオペレーションフロアの室温は低い。オペレーションフロアに入っ
た蒸気はそこで水になる。こうして湿度が下がり、水素爆発の環境が整う。そして大爆発が起
きた。
れに対して圧力抑制室内の水の総量は一七五○トンもある。大雑把な計算だが、崩壊熱を考慮
しながら圧力抑制室の水温上昇を試算してみると、せいぜい五~一○度である。その時点では、釦
冷却などまったく必要がない程度の温度上昇だ。一方、これも大雑把な計算だが、圧力抑制機
構が働かなかったとするとドライウェルの圧力は八・四気圧になり、記録された圧力とだいた
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(6)水素爆発
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模の冷却材喪失事故が起きた可能性がきわめて高い。
。一号機の圧力抑制室の一部が地震発生直後に破損したか、激しいスロッシングが起き
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書に記され.ているシミュレーション結果の要点を記すと、地震発生後約三時間で炉心露出、同
約四時間で炉心損傷開始、同約一五時間で原子炉圧力容器破損、である。いわば超特急メルト
ダウンである。
どんなシミュレーションであれ詞その結果は、ひとえにどのようなデータを入力したかにか
かっている。このシミュレーションの担当者らは、おそらく、どうすれば格納容器の圧力を設
計圧力より高い七・四気圧に上昇させることができるかに苦心したはずだ。彼らは、私が本章
で論じたような、地震動による圧力抑制機構の破壊や機能喪失というストーリーを入力条件と
して選択しなかった。それを選択すると、原発の耐震脆弱性という問題を提起してしまうから
だ。同じ意味で、配管破断という条件も論外だった。そういうものはすべて排除し、あくまで、
長く激しい地震動にもビクともしない健全な原子炉圧力容器、健全な格納容器、健全な配管、
健全な弁を初期状態とする健全な原発が、津波で全交流電源を喪失した場合に、格納容器の圧
力が必然的に、しかも早期に、七・四気圧まで上昇するような入力条件を探し求めたというこ・
とでしかない。具体的には、できるだけ早期にメルトダウンを起こさせて原子炉圧力容器に穴3
をあけ、そこから高温高圧のガスを噴出させることで、格納容器の圧力を異常に高くするモデ3
追記悪しきシミュレーションについて
福島原発事故に対する原子力災害対策本部は、二○二年六月のはじめに、同月二○日から
開かれるIAEA閣僚会議に提出する事故報告書(董京電力福島原子力発電所の事故について』)を
提出した。すでに本章の原稿を書き上げたあとなので十分なスペースをとって議論することは
できないが、その報告書に記されている福島第一原発一号機に関するシミュレーションについ
て、ごく簡単に触れておきたい。
シミュレーションはMAAPと呼ばれる事故解析コードを使ってなされている。そのシミュ
レーション結果が衝撃的だったからか、ひとたびそれがテレビや新聞で報道されるや、多くの
たために圧力抑制機構が有効に作用しなかった可能性が高い。
。二号機において、圧力抑制室の外で水素爆発が起きたのは、地震直後に圧力抑制室が
損傷したためと推測される。
なお、本章では二、三号機についてほとんど触れなかったが、それはあくまで紙幅によるも
ので、「地震による問題はなかった」という意味ではない。本章はあくまで一号機をとおして
の「耐震脆弱性」の指摘である。
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文責はもちろん私自身にあるが、「柏崎刈羽原発の閉鎖を訴える科学者・技術者の会」の仲
間たちの鋭い洞察力なしに、本章を書き上げることはできなかった。皆様に感謝。
ルを模索したに過ぎない。
しかし、今回のシミュレーション結果は度し難い問題を抱えている。それは、シミュレーシ
ョンによる水位変化が、実測された水位変化とまったく一致しないことだ。これに関して報告
書は、「格納容器内が高温になることで水位計内の水が蒸発し、正確な水位を示していない可
能性がある」と、実測された水位データを信用できないものとしてパッサリ切り捨てている。
では、水位計の水が蒸発しているというなら、図2で、A、B二系列の水位計のデータが同じ
下降傾向を示していることをどのように説明するのか。
シミュレーションで再現できない都合の悪いデータはすべて誤りとして切り捨て、都合のよ
いデータだけをことさら強調する。これは、典型的な悪しきシミュレーションと言わねばなら
鯉ない。
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