主要な原子力事故

名古屋大学 工学研究科 山本章夫
1

概要
国際原子力・放射線事象評価尺度(INES)
 福島第一原子力発電所事故
 Three Mile Island 2号機
 チョルノービリ（チェルノブイリ）4号機
 その他の事故・トラブル
2

国際原子力・放射線事象評価尺度(INES)

3

ＩＮＥＳ指標【1】出典：原子力・エネルギー図面集, 図5-7-1

44

INESINES（International Nuclear Event Scale）指標
 原子力発電所における故障、卜ラブル、事故などに関する国際的に共通の評価尺度。
 1992年8月に日本でも採用
5

福島第一原子力発電所事故

6

福島第一原子力発電所の概要


沸騰水型軽水炉(BWR)
1号機

2号機

3号機

4号機

5号機

6号機

電気出力(万kW)

46

78.4

78.4

78.4

78.4

110.0

運転開始(年)

1971

1974

1976

1978

1978

1979

地震発生時の状態

運転中

運転中

運転中

停止中

停止中 停止中

7

1号機の状況（地震発生後～津波到達前）【2】出典：東京電力ホールディングス

8

1号機の状況（津波到達後）【2】出典：東京電力ホールディングス

9ジルコニウム－水反応


ウラン燃料を覆っている薄い金属製の管(被覆管)の材料であるジルコニウム合金は、高温(900℃程度以上)になると、周りの水蒸気から酸素を奪い、急速に酸化反応を起こす。
Zr+2H2O→ZrO2+2H2 発熱反応
 高温になるとさらに反応が加速

101号機の事故進展【3】出典：東京電力ホールディングス 11

事故進展のまとめ(福島第一原発)
1号機

2号機

3号機

14:46 地震発生 制御棒挿入により原子炉自動停止

3月11日

3月12日

4号機
(停止中)

14:50～15:05 炉心冷却系起動(1号機IC, 2, 3号機RCIC)
15:35頃 津波襲来、全交流電源喪失(1, 2, 4号機は制御用の直流電源も喪失)
15:35頃? 冷却停止
19時前 炉心損傷開始
15:36 水素爆発

隔離時冷却系(RCIC)による冷却

隔離時冷却系・高圧注水系(RCIC・HPCI)による冷却

2:42 冷却停止

3月13日

9時前 炉心損傷開始

3月14日

11:01 水素爆発

3号機で発生した水素が4号機に逆流

13:30頃 冷却停止
20時前 炉心損傷開始
6:12 水素爆発

3月15日
12

大LOCA注水失敗での過酷事故進展速度の計算


定格熱出力




崩壊熱




300 t、7.1 MPaでの蒸発潜熱1.5 MJ/kg

燃料重量




停止直後、定格出力の5 %原子炉容器内水量3000 MW

150 t、比熱0.4 kJ/kg/K

燃料露出までの時間及び燃料溶融点(2800℃)までの時間を計算


ジルコニウム-水反応の発熱は考慮せず

13放射性物質の放出

核分裂で生じた放射性物質


クリプトン(Kr-85)、キセノン(Xe-133)


ガス→外部に出やすく遠くまで広がる

ヨウ素(I-131, 133)、セシウム(Cs-134, 137)
揮発性が高い→気体として外部に 水に溶けやすい→水蒸気、汚染水として外部に

ストロンチウム(Sr-90)


揮発しにくい→外部に放出されにくい

もともと原子燃料に含まれる放射性物質
ウラン、プルトニウム

揮発しにくい→外部に放出されにくい14放射性物質の放出と拡散：
線量/Cs蓄積量【4】出典：原子力規制委員会ホームページ

15放射性物質の放出と拡散：
放射性プルームの軌跡【5】出典：福島第一原子力発電所事故における放射性物質の大気中への放出量の推定について, p. 47, 図33, 東京電力ホールディングス

16放射性物質の放出と拡散：
降水量【5】出典：福島第一原子力発電所事故における放射性物質の大気中への放出量の推定について, p. 48, 図35, 東京電力ホールディングス

17放射性物質放出量【6】出典：環境省ホームページ

18

3つの爆発形態


水素爆発




水蒸気爆発




水素の燃焼(爆燃、爆轟)により発生
水が非常に高温の物質と触れることにより爆発的に水蒸気となることで発生

核爆発(動力炉では、原理的に発生しがたい)

19Three Mile Island 2号機

20

【7】出典：原子力・エネルギー図面集, 図5-5-121

TMI2号機の事故経過(フェーズ1および2)

[hour:minute][0:00] 給水ポンプ停止とタービントリップ[0:00+] PORV(Pressurizer Open Relief Valve, 加圧器逃がし弁)が15.55MPa
で開、原子炉スクラム[0.00++] PORV閉止失敗(15.20MPa)、LOCAの開始[0:01-] 運転員が一次系補給水(makeup)ポンプをマニュアルで起動[0:01] 加圧器水位が最も低い(lowest)レベルまで低下、そして上昇に転ずる[0:02] 高圧注水系が自動起動、圧力容器圧力は11MPa以下に低下[0:03] 加圧器水位高警報[0:04] 運転員は高圧注水系隔離弁を絞り(給水量減少)、さらに一つの補給水ポンプを停止[0:12] スケールアウトしていた加圧器水位が復帰、急速に低下

22

TMI2号機の事故経過(フェーズ1および2)









[0:15] 原子炉冷却水排出(ドレン)タンクのラプチャーディスクが破損[1:51] ループA, Bの高温側出口の温度が上昇(スケールアウト)、低温側入り口温度は低下[2:19] 加圧器逃がし弁を閉止(冷却材流出が停止)[2:20] 冷却水は炉心の中央部まで低下(推定)[2:50] 炉心溶融の開始、燃料が下部に移動(推定)[2:54] 一次冷却材ポンプが起動、17分間にわたって運転[3:44] 溶融物が圧力容器下部に落下(推定)[4:22] 一次冷却材補給水ポンプを起動、原子炉圧力容器の再冠水開始

23事故前のプラント状況【8】出典：米国原子力発電所事故調査特別委員会第3次報告書（昭和56年5月）, 原子力委員会

24

事故発生後20分のプラント状況【8】出典：米国原子力発電所事故調査特別委員会第3次報告書（昭和56年5月）, 原子力委員会

25

事故発生後約2時間のプラント状況【8】出典：米国原子力発電所事故調査特別委員会第3次報告書（昭和56年5月）, 原子力委員会

26

事故発生後約10時間30分のプラント状況【8】出典：米国原子力発電所事故調査特別委員会第3次報告書（昭和56年5月）, 原子力委員会

27

TMI2号機の炉心損傷の進展

Core Condition –approx. [2:30]

Core Condition approx. [2:53]【9】出典：James M. Broughton et al. (1989), A Scenario of the Three Mile Island Unit 2Accident, Nuclear Technology,
Vol. 87 (1), p. 42, Fig. 8 and p. 43, Fig. 9, Taylor & Francis

28

TMI2号機の炉心損傷の進展

Core Condition –approx. [3:00]

Core Condition approx. [3:43]【9】出典：James M. Broughton et al. (1989), A Scenario of the Three Mile Island Unit 2Accident, Nuclear Technology,Vol. 87 (1), p. 44, Fig. 10 and p. 47, Fig. 12, Taylor & Francis

29

TMI2号機の炉心損傷の進展

Hypothesized core configuration
during melt relocation

Core end state configuration【9】出典：James M. Broughton et al. (1989), A Scenario of the Three Mile Island Unit 2Accident, Nuclear Technology,
Vol. 87 (1), p. 49, Fig. 14 and p. 35, Fig. 1, Taylor & Francis

30

TMI2号機の事故後の調査

Sample of material from lower crustnear the RV centerline

Frozen debris bed on lower head【9】出典：James M. Broughton et al. (1989), A Scenario of the Three Mile Island Unit 2Accident, Nuclear Technology,
Vol. 87 (1), p. 37, Fig. 3 and p. 38, Fig. 4, Taylor & Francis

31

TMI2号機のFP放出
Fractional release toenvironment
88Kr
0.009
133Xe
0.010
133mXe
0.047
135Xe
0.006
131I
2.3E-7【10】出典：Sidney Langer et al. (1989), Fission Product Release Pathways in Three Mile
Island Unit 2, Nuclear Technology, Vol. 87 (1), p. 197, Fig. 1, Taylor & Francis

大部分の放射性物質は格納容器内に閉じ込められていた。
公衆被ばくは最大に見積もっても1mSv平均で0.015 mSv程度。
32

深層防護との関係第一層：異常発生防止





第二層：事故発生・拡大防止

運転員の技術レベル
プラントの管理体制が不十分
補助給水ポンプの出口弁が閉じられていたままで運転されていた同型のプラントで加圧器逃がし弁の開固着が発生したにもかかわらず共有されていなかった
加圧器逃がし弁の状態表示が不適切で、運転員が開固着に気づかなかった。
中央制御室の警報などが見にくく、プラントの状態を的確に把握できなかった

第三層：事故の影響緩和


運転員が誤判断でECCS手動停止
格納容器の設計に問題があり、放射性物質の閉じ込めが完全でなかった
33

教訓の反映運転員の教育・訓練の強化
 運転手順の見直し
 発電所緊急時対策所の設置
 誤操作防止を配慮した制御盤の設置
 計測機器の充実・強化
 防災対策の充実・強化など
34

教訓の反映【11】出典：原子力図面集, 1992年改訂, 原子力文化振興財団3535

チョルノービリ（チェルノブイリ）4号機

36

チェルノブイリ4号機(事故後)【12】出典：原子力百科事典ATOMICA, 日本原子力研究開発機構

37チェルノブイリ4号機(事故後)【13】出典：IAEA Imagebank38

【14】出典：原子力・エネルギー図面集, 図5-4-139

【15】出典：原子力・エネルギー図面集, 図5-2-140

【16】出典：原子力・エネルギー図面集, 図5-4-241

【17】出典：原子力・エネルギー図面集, 図5-4-342

深層防護との関係(安全文化の欠如)
第一層：異常発生防止









第二層：事故発生・拡大防止

低出力時に、冷却水中のボイド（気泡）が増えると出力が上昇するという特性（正のボイド係数）
規定以上の制御棒の引き抜き計画を下回る低出力での特性試験（低出力領域（全出力の20％以下）では連続運転は禁止)
原子炉の専門家でないものが実験を指揮
正規の手続きや発電所全体の合意なしに特殊試験を実施
安全対策の検討が不十分
安全装置が簡単に切れる設計
ポジティブスクラム(制御棒挿入時に、一時的に正の反応度が添加させる性質)

第三層：事故の影響緩和


格納容器がない
非常用炉心冷却装置(ＥＣＣＳ)を切って運転を実施

43

甲状腺がんの発生率
小児甲状腺がんの発生件数と100万人あたりの発生率
1981-85年
地域

発生件数発生率（100万人あたり）

1986-90年

1991-94年

発生率
発生件数 （100万人あたり） 発生件数発生率（100万人あたり）

ベルラーシ

30.3

47

4

286

30.6

ゴメリ

10.5

2110.514396.4

ウクライナ

250.5

60

1.1

149

3.4

北部5地域
ロシア

10.1

212

97

11.5

003

1.2

2010（ブリヤンスク・カルーガ地域）

Chernobyl - Ten Years On: Radiological and Health Impact (1995), OECD NUCLEAR ENERGY AGENCY のデータをもとに作成

44

その他の事故・トラブル
SL-1：反応度投入事故
デービスベッセ：原子炉容器上蓋腐食
美浜2号機：SG伝熱管破損
美浜3号機：2次系主給水管破断
浜岡1号機：残留熱除去系の水素爆発
もんじゅ：2次系ナトリウム漏えい
JCO：臨界事故
45

SL-1事故（概要）

3.

項目
発生年月日
プラント名
出力、炉型
事故の内容、原因

4.

被害状況

1.
2.

概要
1961年1月3日 米国アイダホ州 NRTS
SL-1(Stationary Low-Power Reactor Number One)
BWR、 軍事用試験炉
運転員が制御棒を誤って引き抜いたことにより反応度が添加され、原子炉が暴走
作業員3名死亡46

SL-1事故（事故進展）
5本の制御棒のうち、1本を規定以上引き抜き
 反応度印加 エネルギー発生 燃料棒の溶融
 溶融した燃料が水中に分散
 蒸気爆発 蒸気爆発によって炉心上部にあった水が吹き上げられる
 水撃効果 原子炉圧力容器の破壊
 FP及び燃料物質の炉外放出47

SL-1原子炉断面図【18】出典：Stacy, Susan M. (2000), United States Government Printing

48

SL-1(事故後)【18】出典：Stacy, Susan M. (2000), United States Government Printing49SL-1事故の教訓
One rod stuck margin基準

もっとも反応度価値が大きい制御棒を1本完全に引き抜いた状態でも原子炉を未臨界に出来る必要がある

50

デービスベッセ圧力容器上蓋減肉【19】出典：原子力規制委員会ホームページ

51

安全文化への対応【19】出典：原子力規制委員会ホームページ

52

ROPにおける横断的要素【19】出典：原子力規制委員会ホームページ

53

管板

【20】出典：原子力・エネルギー図面集, 図5-6-1

54

【21】出典：原子力・エネルギー図面集, 図5-6-255

【22】出典：原子力・エネルギー図面集, 図5-6-356

【23】出典：原子力・エネルギー図面集, 図5-6-457

【24】出典：原子力・エネルギー図面集, 図5-6-658

出典一覧
No.

ライセンス

【1】

‡

原子力・エネルギー図面集, 5-7-1, https://www.ene100.jp/zumen/5-7-1【2】‡

東京電力ホールディングス, https://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/outline/2_3-j.html【3】‡

東京電力ホールディングス, https://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/outline/2_4-j.html
原子力規制委員会ホームページ,
https://radioactivity.nsr.go.jp/ja/contents/4000/3710/24/1305820_20110506.pdf

【4】
【5】

出典情報

‡

福島第一原子力発電所事故における放射性物質の大気中への放出量の推定について, 東京電力ホールディングス,https://www.tepco.co.jp/cc/press/betu12_j/images/120524j0105.pdf
環境省ホームページ, https://www.env.go.jp/chemi/rhm/h29kisoshiryo/h29kiso-02-02-05.html

【6】
【7】

‡

原子力・エネルギー図面集, 5-5-1, https://www.ene100.jp/zumen/5-5-1【8】‡

米国原子力発電所事故調査特別委員会第3次報告書（昭和56年5月）, 原子力委員会,https://atomica.jaea.go.jp/data/detail/dat_detail_02-07-04-02.html【9】‡James M. Broughton et al. (1989), A Scenario of the Three Mile Island Unit 2Accident, Nuclear Technology,Vol. 87 (1), Taylor & Francis, https://doi.org/10.13182/NT89-A27637

【10】

‡

Sidney Langer et al. (1989), Fission Product Release Pathways in Three Mile Island Unit 2, Nuclear
Technology, Vol. 87 (1), p. 197, Fig. 1, Taylor & Francis, 10.13182/NT89-A27647

59出典一覧No.

ライセンス

【11】

‡

原子力図面集, 1992年改訂, 原子力文化振興財団,
https://atomica.jaea.go.jp/data/detail/dat_detail_02-07-04-06.html

【12】

‡

原子力百科事典ATOMICA, チェルノブイリ原子力発電所事故の概要 (02-07-04-11), 図11,
日本原子力研究開発機構, https://atomica.jaea.go.jp/data/detail/dat_detail_02-07-04-11.html

出典情報

IAEA Imagebank, https://www.flickr.com/photos/iaea_imagebank/5613115146/

【13】
【14】

‡

原子力・エネルギー図面集, 5-4-1, https://www.ene100.jp/zumen/5-4-1

【15】

‡

原子力・エネルギー図面集, 5-2-1, https://www.ene100.jp/zumen/5-2-1

【16】

‡

原子力・エネルギー図面集, 5-4-2, https://www.ene100.jp/zumen/5-4-2

【17】

‡

原子力・エネルギー図面集, 5-4-3, https://www.ene100.jp/zumen/5-4-3【18】

Stacy, Susan M. (2000), Proving the Principle: A History of the Idaho National Engineering and EnvironmentalLaboratory 1949-1999, United States Government Printing【19】

原子力規制委員会ホームページ, https://www.nsr.go.jp/data/000155945.pdf

【20】

‡

原子力・エネルギー図面集, 5-6-1, https://www.ene100.jp/zumen/5-6-1

60

出典一覧No.

ライセンス

【21】

‡

原子力・エネルギー図面集, 5-6-2, https://www.ene100.jp/zumen/5-6-2

【22】

‡

原子力・エネルギー図面集, 5-6-3, https://www.ene100.jp/zumen/5-6-3

【23】

‡

原子力・エネルギー図面集, 5-6-4, https://www.ene100.jp/zumen/5-6-4

【24】

‡出典情報

原子力・エネルギー図面集, 5-6-6, https://www.ene100.jp/zumen/5-6-661