志賀１号機の臨界問題、制御棒引き抜け事象の技術的説明
平成 19 年 4 月２７日

林勉

１． 平成１１年の定検時に、制御棒駆動システムでは、駆動機構（CRD）「単体スクラム試験」と原子炉停止機能強化工事確認試験（「ARI 試験」）が行われることになっていた。
２． まず「単体スクラム試験」を全数ＣＲＤについて実施し、問題なく完了した。
単体スクラム試験時に圧力が変動して、「原子炉・ＣＲＤ冷却水ヘッダー間差圧高／低」警報が頻発するのを避けるため、警報を除外するアイソレーシ
ョンが実施されており、この状態が次の「ＡＲＩ試験」の準備段階まで解除されなかった。（図１、単体スクラム試験方法の図解説明参照）
３． 「ＡＲＩ試験」は特定の CRD１本のみについてスクラムを行うが、このスクラムは全部の CRD に共通なＡＲＩ用空気排気弁にＡＲＩ信号を発信して行うために、対象制御棒一本以外の残り全数の CRD が動かないようにする必要がある。このために対象外の全 CRD にスクラム圧力がかからないように、１０１弁、１０２弁を閉じて隔離する手順になっていた。問題はこの隔離作業である弁の閉鎖作業中に発生した。
（図２、ＡＲＩ試験方法の図解説明参照）

４． 各ＣＲＤの１０１弁、１０２弁閉止操作が開始されたが、この時の手順では、炉内への戻りラインは閉止状態にして、系統流量（駆動ポンプ流量）をゼロにして行うことになっていたが、実際にはこの流量をゼロにする作業がなされず、駆動ポンプ系統が隔離されていない状況であった（この点が今回の問題の根本原因）。この原因は「ＡＲＩ試験」関係者の試験要領書の遵守不徹底と連携不足とされている。
５． この状況下で順次各ＣＲＤの１０１弁、１０２弁の閉止作業が行われていった。閉止作業が行われていない残りのＣＲＤ本数が少なくなってくると、ＣＲＤ系統の圧力が次第に高くなり、弁の閉止作業が重くなってきたと言われている。本来この系統圧力が高くなれば警報が鳴るはずであるが、上記２．の理由でこの警報が除外されていたので、警報は鳴らず、作業者も管理者も圧力が高くなっていることに気づかなかった。
６． この系統圧力が高くなる理由を下記する。

駆動水系統が生きている状態では引き抜きラインを通じてＣＲＤを冷却するために少量の駆動水が炉内に流入している。このため１０１弁、１０２弁を順次閉めていくと炉内への流入水の量がどんどん減っていき閉ざされる系統内の圧力が次第に高くなっていく。
７．

この系統内の圧力と炉内圧力の差を冷却水ヘッダ差圧というが、この差圧の状況により、以下の状態になる。（図３、参照）① 冷却水ヘッダ差圧、約０．７MPa 以下の場合
コレットピストンを押し上げる力はばね力以下であり、コレットピストンは上方へは動かず、引き抜け防止のラッチは外れないので引きぬけの可能性は無い。
② 冷却水ヘッダ差圧、約０．７〜約１．０MPa の場合
コレットピストンを押し上げる力はばね力に打ち勝ち、上方に動き出し、制御棒も上方にもちあげられる。さらに上方に持ち上げられるとコレットフィンガー部分が開き、インデックスチューブのラッチが外れると引き抜けが発生する可能性があるが、コレットピストンは上端位置まで達していないためラッチが働いており、過挿入となる前の位置でとまる。
③ 冷却水ヘッダ差圧、約１．０MPa 以上の場合制御棒が過挿入となり、コレットピストンも上端位置にあるので、コレットフィンガーは開いたままとなり、ラッチが外れて、引き抜けが発生する可能性がある。

８．
１０１弁、１０２弁の閉止作業がどんどん進み、上記７の①、②、③の状況を経ていき、ラッチが外れて引き抜けの可能性がでてきたが、１０１弁と１０２弁がほぼ同時に閉じられたことにより、引き抜け側の圧力供給も遮断されるために、コレットピストンはバネ力で押し下げられ、ラッチ機能が回復して、ラッチが動作したことにより制御棒の引き抜けは発生しなかった。
９．
さらに１０１弁、１０２弁の閉止作業が進み、残り数本になった時に、系統圧力が高くなってきているために、弁の閉止作業が非常に重くなってきた。このためいままで１０１弁と１０２弁の閉止作業は両手で同時に行っていたが、これが困難になり、１０１弁閉から１０２弁閉までの間に時間差が生じるようになった。先に１０１弁が閉じられると挿入側には系統圧力が負荷されない状況になり、挿入側はパッキンからの漏れにより、圧力が低下していく。一方、１０２弁は開状態で引き抜き側の圧力供給は継続されるので、コレットピストンが押し上げられラッチがかからない状態で、挿入側の圧力低下に伴って、自重および引き抜き側の圧力によるピストンの押し下げ力によって引き抜けが始まる。実機では、３本の CRD で１０１弁閉、１０２弁開の状態が発生し、引き抜けが発生した。
１０． 制御棒の引き抜けに伴う反応度付加により、中性子レベルが高くなり、中間領域モニタ高高信号により、原子炉の自動スクラム信号が入った。しかしこの時にアキュムレーターが充填されておらず、また１０１弁が閉じていたためにスクラムは実行されなかった。
１１、 しかし制御棒は、１０２弁が全閉になり引き抜け側圧力がさがったこと、またはこのスクラム信号により１２７弁が開いたことにより、引き抜け側圧力が下がったために、引き抜け途中であった３本のＣＲＤのコレットピストンがばね力で押し下げられ、インデックスチューブのひっかかり機能が回復し、ここで引き抜け動作は停止した。
１２、 この結果から言えることを要約して下記に示す。
（１） 今回の問題は「ＡＲＩ試験」における操作ミス（系統圧力高警報のアイソレーション及び駆動水系の隔離をしなかったこと）が原因であり、制御棒駆動系の動作上の問題はなく、正常に安全機能が働いた。
（２） ３本の制御棒の部分引き抜けが発生し、厳しめに評価をすると即発臨界状態になったが、その場合でも燃料棒のドップラー効果や減速材（水）の負の反応度が効果的に働き、即発臨界状態はごく短時間で終了し、燃料の破損や放射線問題を一切引き起こさなかったことは、自己制御性が非常に有効に働いたことを示している。
（３） 引き抜けが開始してもスクラム信号で引き抜け防止のコレットピストン、フィンガー機構が確実に作動し、部分引き抜けでとどまったことはメカニズムの有効性を示している。図３、制御棒駆動機構の動作原理説明断面図（この図は動作原理を説明するものであり、志賀１号機の実際の弁開閉操作内容については図１，２を参照）

注記： 原子炉停止機能強化工事確認試験（「ARI 試験」）とは何か
通常のスクラム信号は、中性子束高、炉圧高、炉水位低、MSIV閉、タービントリップ、PCV圧力高等の「OR」条件で発信し、スクラムさせるようになっている。
これに対してスクラムにいたる色々な過渡現象（冷却水漏れによる炉水位低下、弁の急閉による炉圧上昇等）を把握して、通常のスクラム系とは異なる独立した設備でスクラムさせることにより、スクラム不能異常過渡現象（ATWS＝Anticipated Transi
ent Without Scram）による炉心損傷の可能性を低下させる対策が望まれており、

志賀１号機ではこの目的のために「原子炉停止機能強化工事」が平成１１年の定検中に行われた。この工事の確認試験が「ARI試験」である。
ARIは Alternative Rod Insertion の略であり、スクラム信号以外のARI信号でスクラムさせることを意味している。ARI信号は、炉圧高、炉水位低のみの「OR」信号で発信する。この信号を新たに設置された「ARI用空気排気弁」（図２の左端参照）に送り、計装空気を排気させスクラムさせるものである。この「ARI用空気排気弁」は全CRDに共通の弁であり、この作動により、全CRDをスクラムさせることができる。
以上