特集震災・原発事故 3 年

不確実さに満ちた過酷事故対策―― 新規制基準適合性審査はこれでよいのか

井野博満
滝谷紘一

いの

ひろみつ

東京大学名誉教授，工学博士
たきたに こういち
元原子力安全委員会事務局技術参与，工学博士

原子力規制委員会が実施中の原発の新規制基準適合

急ピッチで進められ，この 1 月上旬から中旬

性審査に関して，PWR の過酷事故対策の有効性評価

にかけての報道によれば，適合性審査のプラントに焦点をあてて審査資料と審査状況を検証した結果，関係の座長を務める更田豊志規制委員会委員は，現状のままでは炉心溶融と格納容器破損を防ぐこと「夏になっても審査をやっているとは想像していができない重要な疑問点，問題点が多々あることがない」と述べ，田中俊一規制委員会委員長も「6判明した。厳正な審査を求めてその問題点を論じる。

原発 10 基は審査の山を越えた」と述べた。だが，以下に論じるように，プラントの適合性には数多2013 年 7 月に施行された原子力規制委員会規

くの疑問点が残されている。しかも，審査の過程

則「原子力発電所の新規制基準」には，見過ごせで規制庁から出された質問に対して，事業者からない多くの疑問点がある。それについては，筆者の満足な回答は現在もなされていない事項もあるらを含めて，さまざまな観点から批判がなされて（後述）。

いる。疑問点は，立地評価，地震動・津波評価，規制委員会は，新規制基準について，「その基

設 計 基 準 の 考 え 方，防 災 対 策 な ど 多 岐 に わ た

準を守ってさえいれば安全だというものではなるが，それらを貫いている根幹の疑問は，「過い」という認識を表明している。当初，「新安全酷事故対策は果たして有効なのか，深刻な放射能基準」と呼んでいた基準を「規制基準」と名称変災害は防げるのか」という問題である。事故の原

更したことにもそれは現れている。仮にあるプラ因が何であれ，福島原発事故に匹敵，あるいはそントが「規制基準に適合する」という結論が出さ

れ以上の過酷事故が発生すれば，防災対策は絵にれるとして，それは急ごしらえの不備な規制基準描いた餠になり，放射能は住民の上に広範囲に降に適合するというだけのことであり，原発の安全り注ぐことになる。新規制基準は，設計の不備を性を保証するものではない。

1〜5

根本から反省することなく，既存の原発に付け焼

新規制基準が不備なものであることは，適合性

刃的な過酷事故対策を施すことでよしとしており，審査が進められる中で，むしろあらわになってき

まことに危うい基準であると言わざるをえない。

たと言える。各事業者の過酷事故対策なるものが，新規制基準施行後，加圧水型軽水炉（PWR）の 6

不確実性に満ちたはなはだ信頼性に欠けるもので

原発 12 基が，相次いで適合性審査申請書を提出した＊1。その審査会合はほぼ毎週 2 回以上という＊1―昨年 7 月中に，九州電力の玄海 3・4 号機，川内 1・2 号
機，四国電力の伊方 3 号機，関西電力の大飯 3・4 号機，高浜
3・4 号機，北海道電力の泊 1・2・3 号機の計 12 基の申請が出

Severe accident measures fillled with uncertainty: Unaccept-

された。福島原発事故を起こした原発と同型の沸騰水型軽水炉

able issues in ongoing review on conformity to new regulatory（BWR）の申請はやや遅れて，10 月以降に東京電力の柏崎刈羽

requirements

6・7 号機，中国電力の島根 1・2 号機，東北電力の女川 2 号機

Hiromitsu INO and Koichi TAKITANIの計 5 基が申請された（2014 年 1 月末現在）。

不確実さに満ちた過酷事故対策

科学

0333

あることがわかってきたからである。過酷事故対管など）が破断し，かつ，何らかの原因で交流電源策が付け焼刃のお座なりなものでしかないことを（外部電源と非常用交流電源）が失われた場合が相当する。

如実に示したと言える。以下，そのことを具体的

配管の破断で冷却水が失われ（これを冷却材喪失事故，に検証してゆこう。

Loss of Coolant Accident, LOCA という），電気が来ないた

めに緊急炉心冷却装置（Emergency Core Cooling System,

綱渡りの過酷事故対策シナリオ

ECCS）のポンプが動かず格納容器スプレイ装置も動かないということになる。
新規制基準は，過酷事故として想定し得る代表

上記事故想定に対して各電力会社はその対策を的ないくつかのシナリオに対して，その対策の実

規制委員会に提出している。ここでは，そのなか効性を明示することを要求している。そのようなの一つ，玄海 3・4 号機についての九州電力の設

想定シナリオの一つとして，格納容器の破損防止

置変更許可申請書，説明資料および審査会合の議対策に関する「大破断 LOCA＋ECCS 注入失敗

事録6〜8をたどりながら，対策の問題点を明らか＋格納容器スプレイ注入失敗」というのがある＊2。 にする＊3。
このような事態がどういうときに起こるかと言え

図 1 は，格納容器破損防止対策の有効性評価

ば，原子炉に直結している大口径配管（一次冷却水配と し て 取 り 上 げ ら れ た「大 破 断 LOCA＋ECCS

解析上の時刻 大 LOCA＋全交流動力電源喪失（0 秒） （ECCS 注入失敗＋C/V スプレイ注入失敗）（0 秒）「加圧器圧力低」原子炉トリップ

操作・確認
プラント状態（解析）
判断（11 秒）

蓄圧注入系動作
早期の電源回復が不能

移動式大容量発電機の準備，電源回復確認（約 22 分）30 分を仮定

常設電動注入ポンプの準備

炉心溶融
炉心溶融確認

常設電動注入ポンプの準備完了

常設電動注入ポンプによる（約 52 分） 格納容器スプレイ開始（約 1.4 時間）

原子炉容器破損（以降略）

図 1―事故対策シナリオの概要（大破断 LOCA ＋ ECCS 注入失敗＋格納容器スプレイ注入
失敗）（玄海 3・4 号の説明資料6より，主要部を抜粋）＊2―設計基準ではこのような事態は想定しなくてよいことになっている。設計基準は，「2 つ以上の機器が同時に故障することはな
い」という「単一故障の仮定」のもとに組み立てられているからである。これが設計基準の最大の問題である。地震，津波のような外部事象において，このような仮定は成り立たないことが福島原発事故によって明らかになったにもかかわらず，その見直しはなされなかった。

0334

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原子炉格納容器
格納容器スプレイリング

移動式大容量
発電機

燃料
取替用水
復水タンク タンク

常設
電動注入
ポンプ M

蓄圧タンク

加圧器

蒸気
発生器

格納容器
格納容器
スプレイ
スプレイ
冷却器
ポンプ

原子炉容器

高圧注入ポンプ
余熱除去冷却器
格納容器
再循環
サンプ

余熱除去ポンプ

図 2―図 1 の事故対策シナリオに対応する設備構成の概要（玄海 3・4 号の設置変更許可
申請書掲載図7より主要部抜粋）

注入失敗＋格納容器スプレイ注入失敗」が起こっ

⿝金子管理官補佐：今回のシナリオについては，た場合の事故シナリオを描いた図 から主なポイ

炉心溶融を踏まえて格納容器防護へ走るという，

ントをピックアップして示したものである。このそういうシーケンスですので，大きな判断がいろ

図 を み る と，大 LOCA が 起 こ り，か つ，ECCS

いろと入ってくると思います。……炉心溶融を判が働かないとすると，実に，わずか約 22 分で原断した後，容器が破損するまでに，このフローで子炉炉心が溶融するという事態に至る。その間，すと，原子炉容器に対して何も対策っていうか，

移動式発電機と電動注入ポンプをつなぎ込み，格作業しないように見えるんですけれども。

6

納容器へのスプレイ（注水）を準備するのにさらに

⿝九州電力
（谷本）
：……全交流電源喪失という30 分かかり，約 52 分後に注水開始となる。図 2

事象で，さらに大破断 LOCA が起きているといは，それらの対策の設備構成の概要を示したもの

う非常に厳しい事象でございます。……具体的に，である 。

炉心側を守る手段がほかにあるかということに関7

第 9 回適合性審査会合（2013 年 8 月 15 日）の席上，して考えますと，全交流電源を喪失しているといこれら九州電力の対策に対して，座長の更田規制

うところで，……この条件内で炉心に大量に水を委員会委員や規制庁担当官から強い疑問が出され注入できる設備がございませんので，まずは原子た。以下，議事録 から，そのやり取りの一部を

炉容器の下に水をためるということが最も重要と再現してみよう 。

いうふうに考えて，こういう手順を考えておりま

8

＊4

す。
＊3―この重大事故（過酷事故）シナリオは，九州電力が想定し番組（特報フロンティア，2013 年 9 月 20 日放映）で分かりやす

た 24 の事故シナリオのなかの一つである。

く取り上げられた。NHK というメディアが健全であることの＊4―この適合性審査の様子と問題点は，NHK 福岡放送局の役割は大きい。

不確実さに満ちた過酷事故対策

科学

0335

⿝金子管理官補佐：同時並行的に炉心を守る，

重要な問題について，事業者の回答がないのに，

原子炉容器を守るというための作業というのは，どうして冒頭に記したような「審査の見通し」が手段としては一切ないということでよろしいでし

更田委員や田中委員長から語られるのであろうか，ょうか。

理解に苦しむ。

⿝九州電力（谷本）：全交流電源喪失という条件

では，事故対策はシナリオ通りに実行できるののもとでは，この状態で炉心損傷を防止するため

か，作業員は事態を的確に判断できるのか，につにとれる手段というのは，現状，ないというふう

いての審査会合でのやり取りをみると，に考えております。
⿝古 作 安 全 審 査 官：こ の 事 象 で あ れ ば，（大ここで規制庁が問題にしているのは，原子炉のLOCA という）その判断は，どのタイミングでして

炉心溶融を止める，あるいは遅らせるという努力作業に向かわせるということになると考えていまを一切せずに放置するのか，ということである。

すか。

それに対して止める手段は一切ないというのが九州電力の答えである 。
＊5だが，「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉
設置者の重大事故発生及び拡大の防止に必要な措⿝九州電力（谷本）：運転員の判断として 10 分の余裕をとっておりますけれども，その 10 分の中で判断して，もう最初に作業に行く時点からスプレイだという指示をいたします。

置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」1. 8 項の【要求事項】「……炉心の著しい損

運転員が大 LOCA という判断を適切にできる傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損

か，さらにその際，「原子炉容器は諦める」といを防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部

う決断が躊躇なくできるのか，いかにもきわどいに落下した炉心を冷却するために必要な手順が適シナリオである。さらに，格納容器スプレイのた切に整備されている……」の具体的内容として，めの移動式発電機と常設電動注入ポンプを 30 分

【解釈】（2）a）に「溶融炉心の原子炉格納容器下部以内に確実に起動・つなぎ込みができるかというへの落下を遅延又は防止するため，原子炉圧力容問題がある。地震にともなうような事態であれば，器へ注水する手順等を整備すること」と書かれて敷地の地割れ・陥没や関連機器の損傷が生じていいる。原子炉容器 へは注水をおこなわない（おるおそれがある。作業員の判断やつなぎ込み作業＊6

こなえない）というのでは，この審査基準に反しが遅れれば，格納容器内に溶融燃料が落下してくているのではなかろうか。規制庁は，審査会合でる前に水を張ってコア・コンクリート反応を防ぐ

この対応の再検討を各事業者に求めたが，伊方以というシナリオが崩壊することになる。

外の原発については未だに回答はないとのことである（2014 年 1 月 29 日，参議院議員会館での市民団体による

コア・コンクリート反応を防げるか

適合性審査に関する政府交渉での規制庁回答）。このようなコア・コンクリート反応（CCI，コリウム・コンクリ＊5―このような対応は，九州電力独自なものではなく，他社
PWR においてもほぼ同じである。4 電力会社の資料によれば，
炉心溶融開始までの時間は，玄海 3・4 号で約 22 分，大飯 3・
4 号 は 約 21 分，泊 3 号，伊 方 3 号，川 内 1・2 号 は 約 19 分 とート反応ともいう）というのは，2600℃ ないし 2800

℃ という超高温の溶融炉心（核燃料の他に被覆管のジル
コニウム合金の残骸（酸化物）や周辺の構造材を溶かし込んだもなっている。その後の原子炉容器の冷却は「諦める」というのの，デブリあるいはコリウムとも呼ぶ）が格納容器内に落も各社同じである。この事故解析は，PWR プラントメーカー

下して，下部キャビティ（原子炉圧力容器の直下にあるの三菱重工が一括して請け負っているだろうことは想像するに難くない。
＊6―PWR 用語。BWR 用語では原子炉圧力容器。

0336

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部屋）の構成材料であるコンクリートを溶かし破損させる現象である。溶融炉心は崩壊熱を出し続け

原子炉キャビティ室水量（トン）

400
300

は，MCCI（コア・コンクリート反応）を未然に防ぐと溶融炉心の断続的な落下
他区画への開口部まで水位が到達
常設電動注入ポンプによるスプレイ停止（24 時間）2008蒸気爆発）はもう起きないという決心がないと，な解析では起きていない。それは MAAP（という解常設電動注入ポンプによるスプレイ開始（約 52 分）炉心溶融開始（約 22 分）4

一つだとは思うんですけれども，一方で，FCI（水かなか水を張りにくいですよね。

原子炉容器破損（約 1.4 時間）（キャビティ水位：約 1.1 m 相当）

100
0
0

いう観点からは，とり得る戦略というか，戦術の析プログラム）のモデル次第の話であって，実際，こ1216
時 間（時間）2024

図 3―格納容器スプレイによる水張り量の時間変化
溶融炉心が落下するタイミングには，水が張られていることを示す MAAP の解析結果（玄海 3・4 号の説明資料6より）う い う 事 態 が 進 展 し て い る と き に，ど う も 大

LOCA らしい，SBO（全電源喪失）は起きているとなったときに，ちゅうちょなくキャビティに水を張るという方向へ行くのか。これは方針の問題だと思うんです。実態的には，要するに，これも，だるので，溶けたまま格納容器を突き抜けて地下水

から事象の確からしさというか確率の話になって脈に達するおそれがある。福島第一原発 1 号機

しまって，普通に考えれば，FCI を恐れるよりもでは，コア・コンクリート反応で格納容器の下部

キャビティに水を張るというのが常識的な判断だ

コンクリートが侵食され，東京電力の推定ではそろうと思うんですけど，そこのあたりは，これは，の侵食深さは数十 cm とされるが，実際の深さはそのときの運転員の判断になるのか，手順書に，不明である。また，コンクリートを分解して生じこういう兆候ベースでパラメータが現れたら，もる一酸化炭素や水素などの可燃性ガスが爆発する

うキャビティに水を張るという方針になるのか，

おそれがある問題も指摘されている 。

そのあたりを少し説明していただけますか。

9

図 3 は，水張りによる格納容器破損防止策を

⿝九州電力
（谷本）
：基本的には，手順書に基づ示したものである 。溶融炉心が落下する時点でいて運転員は操作を行います。手順書で，あらかは水張りが始まっており，コア・コンクリート反

じめそういう操作を行うように，もう規定してい応は起こさないという解析である。しかし，仮にる，社内決定しているということでございます。

水張りが遅れ落下のタイミングに間に合わなけれ⿝更 田 委 員：今，申 し 上 げ た よ う に，MAAPば，福島第一 1 号機と同じようにコア・コンクの解析では，スチームのスパイクが起きていない

リート反応を起こすだろう。きわめて危うい対策

から FCI は起きていません。それは，この解析である。

で起きていないということですけれども，実際に6その事態に出会ったときに，FCI を恐れずにキャ

水蒸気爆発を防げるのか

ビティに水を張る。それは，九州電力の判断というふうに考えてよろしいですか。

そのことに加えて，水を張った状態で数十トンに及ぶ超高温の溶融燃料を受け止めるというシナ

⿝九州電力
（谷本）
：我々としては，そう考えております。

リオ自体，水蒸気爆発のおそれはないのかという疑問がある。これについて，審査会合でのやり取りの続きを読んでみる。

後述するように，事業者が使った MAAP という解析プログラムは，急激な変化を模擬できず圧力スパイク（圧力の鋭い山形の上昇）を再現できないこ⿝更田委員：…… C/V スプレイ（格納容器スプレとが国会事故調の報告書などで指摘されている。

イ）を使ってキャビティに水を張るという，一種

更田委員は，MAAP の信頼性に疑問を呈していの方針ですよね。キャビティに水を張るというのるのであるから，規制委員会は別の解析プログラ
不確実さに満ちた過酷事故対策

科学

0337

ムを用いて妥当性を調べるという「クロスチェッ
ク解析」を実施すべきである（後述）。

水素爆発を防げるか

水蒸気爆発の危険を回避し，かつ，コア・コン
クリート反応を防ぐには，水張りでなく，コア・「水素爆発が生じない」ことは，重大事故対策

キャッチャーを設置すべきである。コア・キャッの有効性評価に関する重要な審査事項の一つであチャーとは，超高温に耐えることのできるセラミる。水素爆発は福島原発事故で生じ，社会的にもック（アルミナやジルコニアなど）などを素材として，格厳しく注視されている。この事故では，原子炉が納容器下部に落下した溶融燃料（コア）の受け皿をBWR であり格納容器内は水素爆発防止対策とし用意する設備である（コラム 1 参照）。

て通常運転中は窒素雰囲気にされているために，水素は格納容器内では爆発せず，格納容器の損傷箇所などから空気雰囲気の原子炉建屋に流出して爆発を生じ，設備と建物を激しく損壊した。一方，

コラム 1

規制対象から外してきたからにほかならない。福

コア・キャッチャーとは？

島事故後の 2012 年度からは，経産省資源エネル

文字通り，溶融・落下した炉心（コア）を受け止ギー庁が「薄型コアキャッチャーの開発に向けためる装置である。耐熱性の材料で作られた容器で基盤整備」の事業募集をおこなっている。これは格納容器下部コンクリートをカバーし，コア・コ

既設炉を念頭に置いてのコンパクトなコア・キャ

ンクリート反応を防ぐことを目的とする。コア・ッチャーの開発を呼びかけたものであるが，そのキャッチャーの形や材料はさまざまな仕様のもの

応募状況や研究成果は不明である。既設炉にコが提案されている 。コア・キャッチャーは，耐

ア・キャッチャーを追加設置することは簡単では熱性の材料でコンクリートとの反応を防ぐとともないだろうが，仮に再稼働するというならば，さに，コアを長期的に冷却できる構造でなければな

まざまな工夫と研究開発によって設置を実現すべらない。

きである。技術的に可能な対策はすべて実施する

10

現在，欧米を中心に建設あるいは計画中の新しい原発では，航空機衝突対策の二重格納容器などことを規制委員会は基本方針とすべきであり，それができない原発は廃炉にするしかない。

とともに，過酷事故対策の一つとして設置されて
い る。図 4 は，EPR（フ ラ ン ス AREVA 社 の 欧 州 PWR）
である11。原子炉容器の直下にコアの受け皿を設
け，耐熱材料でつくられた導管で脇にある広い面

原子炉容器に設置されているコア・キャッチャーの縦断面図

積 の 貯 留 部 に 移 す と い う 構 造 に な っ て い る。
AP1000（米 国 WH 社 の 新 型 PWR）で は，原 子 炉 容 器内の下部にコア溜まりを作り，冠水させる構造になっている。
コア・キャッチャーの必要性は早くから認識されていて，日本でも 1990 年代に東芝から特許申請が出されている12。また，東芝は 2006 年にも別の特許申請を出している13。それにもかかわらず，日本ではコア・キャッチャーの設置が問題にすらならなかったのは，過酷事故対策を軽視して

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貯留部
導管 低融点合金製のプラグ（溶融炉心を水平方向に（溶融炉心の熱で溶け広げて冷却しやすくする）
落ちて開口する）
図 4―コア・キャッチャーの一例（太線部）。EPR で設置されているタイプ11

本稿で取り上げている PWR の場合は，格納容器

通りである。

内は空気雰囲気なので，過酷事故により生じる水素が格納容器内に流出するとそこで爆発して格納

原子炉（電気出力）

水素濃度最高値

容器自体を損壊し，甚大な放射能災害を招くおそ大飯 3・4 号（1180 MWe）

約 12.8%れがある。したがって，過酷事故において「水素玄海 3・4 号（1180 MWe）

約 12.8%

爆発が生じない」ことを厳正に審査することが肝伊方 3 号（890 MWe）

約 11.3%

要である（コラム 2 参照）。この観点から，審査状況

泊3号（912 MWe）

約 11.6%を詳しく検証した。
いずれも結論は，「爆轟防止の判断基準値 13%（1）PWR での水素燃焼評価

以下であるから，爆轟は生じない」としている。

現在審査されている PWR の設置変更許可申請

しかし判断基準値に対する裕度は僅少なので，解書の添付書類十には，「格納容器破損防止対策の

析条件や解析モデルに伴う不確かさを考慮すると，有効性評価」の中に「水素燃焼」の節を設け，大判断基準値を超える可能性が濃厚である。図 5

LOCA が発生して ECCS 注入機能が喪失する事は玄海 3・4 号の格納容器内の水素濃度の時間的象を想定して，格納容器内に流出する水素濃度の7
3・4 号もほぼ同一）である。ジルコニウム−変化（大飯

時間的変化の解析結果を記載している。いくつか

水反応による水素発生がほぼ終わった約 1.7 時間の原子炉での格納容器内水素濃度の最高値は次のの時点で最高になり，以降漸減している。これは，コラム 2応するものとする」と定めている。また，③およ

水素発生と爆発現象，審査基準について

び④についても考慮を求めている。しかし，②に過酷事故時に原子炉容器の内側と外側で水素が発生する要因として，① ジルコニウム-水反応：ジルコニウム合金

ついて明記していないことは審査ガイドの不十分な点である。
水素は空気雰囲気中で酸素と反応して熱を出す。

を材料とする燃料被ふく管が高温状態で水とこの反応形態は反応速度に応じて次のように分類

接すると，水が分解されて水素が発生する。

されている。

反応式：Zr＋2H2O → ZrO2＋2H2② ジルコニウム以外の金属-水反応：たとえば構造材の主成分である鉄が高温水蒸気と接反応速度が遅い ―― 燃焼速い ―― 爆発 ―― 爆燃 （火炎の伝播速度が亜す る と，水 素 が 発 生 す る。反 応 式：3Fe＋音速。準静的荷重）
爆轟 （火炎の伝播速度が超4H2O → Fe3O4＋4H2

音 速。動 的 荷 重（衝 撃③ 水の放射線分解：放射線エネルギーにより圧））

水が分解して水素が発生する。
④（静的荷重）

溶融炉心-コンクリート反応：溶融炉心が格納容器の健全性を脅かす上で特に注目される

原子炉容器の破損箇所から落下して格納容器のは，爆燃から爆轟への遷移，および爆轟である。

の床コンクリートと接触すると，炭酸ガスと規制基準では「格納容器が破損する可能性のある

水蒸気を発生する。溶融炉心に含まれる金属

水素の爆轟を防止すること」を求め，その判断基

成分により，これらは還元されて水素と一酸

準値は，「水素濃度がドライ条件に換算して 13%化炭素が発生する。

以下又は酸素濃度が 5% 以下であること」としてこれらのうち，最も発生量が多いのは①であり，審査ガイドでは，水素爆発に関する評価にあたっいる。（ドライ条件とは，水蒸気の存在は除外することを指す。）て「全炉心内のジルコニウム量の 75% が水と反不確実さに満ちた過酷事故対策

科学

0339

MAAP を使った解析の結果，13% に至ることは格納容器内の水素濃度（ドライ条件換算）
（％）

16
13%

14

なかったということで，全ての蓋然性をもってそ12

れが担保されるというつもりはございません。た10だし，これはガイドライン上の要求でもあります

8

が，実際の挙動，もちろん MAAP ベースの挙動

6

解析で，それに対して非常に大きな保守性を持た4せた水素解析をした結果ということで，ある程度

2
00

蓋然性を持たせられるのではないかというのが
4

8
12
16
時 間（時間）2024

図 5―格納容器内水素濃度の時間的変化の例（玄海 3・4 号の場
合）我々の見解でございます。
この質疑応答からわかるように，水素濃度の評
価には大きな不確かさが伴っている。それを考慮

長期的な水素除去対策として，静的触媒式水素再すると，「水素濃度が 13% に達していないから爆結合装置の作動を考慮に入れているためである。

轟は生じない」とする事業者の結論には大きな疑

水素爆轟は生じないとする事業者の結論に関し問があり，厳正な審査が求められる。

て，大飯 3・4 号の審査会合では次のやりとりがなされている14。

（2）水素濃度の空間分布が爆轟の可能性を示す
格納容器内に水素が流出した場合，格納容器全⿝更田委員：…… MAAP の計算結果を紹介さ

体の平均的な濃度だけでなく局所の濃度にも注目れる際に「13% に至ることはないという結論がし な け れ ば な ら な い。事 業 者 は 解 析 コ ー ド得られた」という表現をとられたんだけども，そMAAP による水素発生量の時間的変化を解析しういう主張をされるつもりなのか，この解析をもた後，そのデータを水素濃度の空間分布を計算すって。というのは，MAAP ではこうなりますと。

る 解 析 コ ー ド GOTHIC に 受 け 渡 し て い る。

じゃあ，MELCOR ではこうなります，アーステ

GOTHIC では格納容器内を数十の区画に分割し，

ィックではこうなりますと言って，それで 13%

各区画をサブノード分割して解析している。

に達しませんということを主張されているのか。

まず問題なのは，このサブノード分割図が公開

これは，要するに，これだけ不確かさの大きなシされた資料15では「商業機密に属する」として白ークエンスを負っているときに，一例を捉えて抜きにされていることである。このような不透明

13% に達しないという結論が得られましたと言性が審査資料全般の公開版に横行していることはわれても，それでどうだというものではなくて，本誌 1 月号で指摘されているとおりである16。一むしろ，それに解析では考慮されていないイグナ

般論として，物理量の空間分布を求める数値解析

イタの存在を前提に，有効性について議論をされにおいては，ノード分割の仕方によって結果の数るつもりか，それともイグナイタはあくまでない

値に有意な違いが出ることがあるので，ノード分ものとして，この解析でもって 13% 以下になっ割自体が妥当であることをノード数の感度解析等ているから大丈夫ですとおっしゃっているのか，で示さなければならない。本ケースでは，ノードどちらですか。

分割が妥当であると規制委員会が判断するのなら⿝関西電力（浦田）：まず，全体の認識でございますけども，確かに，おっしゃるように，非常にば，規制委員会にはその判断根拠の説明責任があることを指摘しておきたい。

不確定性の大きな事象になっております。それは空間濃度の一例を図 6 に示す（玄海 3・4 号の下部区十分承知をしておりまして，一つのツールとして画におけるループ室外周部）。この図には水素濃度約0340

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格納容器内の平均的な水素濃度最高値がほぼ爆轟

原子炉容器破損によって下部キャビティ区画で発生した水素の流入に伴う水素濃度上昇
16

水蒸気の凝縮による相対的な水素濃度の上昇

14
水素濃度
（％）

12

6
4

解析評価をやり直すべきである。

PAR の効果による水素濃度減少を厳しい側に考慮すべきである

原子炉キャビティへの溶融炉心落下に伴う水蒸気生成による相対的な水素濃度低下があるのではないか。鉄−水蒸気反応を考慮して（4）コア・コンクリート反応による水素発生量
事業者の評価では，十分な水量の中に溶融炉心が落下する場合はコア・コンクリート反応を伴う

200

素量を考慮すると爆轟防止基準値を超える可能性

EL 3.7M D.A
ループ室外周部（区画 12）EL-4.7M D
ループ室外周部（区画 3）108

防止基準値に近いから，鉄−水蒸気反応による水コンクリート侵食は有意には生じないとの510
15
時 間（時間）2025

図 6―水素濃度の空間分布の例（玄海 3・4 号，ループ室外周部
水素濃度15）

MAAP による解析結果にもとづき，コア・コン
クリート反応により発生する水素の量は無視されている。
しかし，事業者による解析コードの説明書17には，MAAP の妥当性確認の節で，「コア・コンク

15% の ピ ー ク 値 が 出 て い る。爆 轟 防 止 基 準 のリート反応現象については，国内外で実験等によ13% を超えている。これにもかかわらず，九州る研究が継続中であること，及び，実機スケール

電力は「下部区画における水素濃度の挙動は上部現象については有効なデータが得られていない状区画と比較すると，全解析時間を通しほぼ同様の

況であり，ベンチマーク解析による妥当性確認が挙動を示しているため，格納容器内の水素濃度は困難である」と記されている。すなわち，コア・全体平均水素濃度として評価した」と記述して，コンクリート反応に関する MAAP の妥当性確認

爆轟の問題はないとしている。この説明はまった

はなされていないのである。このような解析コー

く理解できない。局所的な爆轟が問題になるから，

ドによりコンクリート侵食は生じないとの結果が空間濃度分布を解析しているのであり，その中に出ても，その信憑性はない。また，水中に模擬溶13% を超える水素濃度箇所があれば，局所的爆融物が落下する条件に関しては，過去にはスウェ轟が生じうるとするのが科学的判断であろう。こーデン王立工科大学による DEFOR の小規模実の点について規制委員会はどのように判断するの

験 1 例しかないと記されている。さらに，今回か注視したい。

実施された MAAP による参考用の解析結果として「コンクリート侵食による水素濃度の増加につ（3）鉄−水蒸気反応による水素発生量評価をすべきである

いては 20 cm の侵食量に対して，水素濃度の増
加は 3％ 程度であった」とある。コア・コンク

各事業者は，ジルコニウム以外の金属−水反応

リート反応による水素量を無視して 12.8％ としによる水素発生に関して，アルミニウムと亜鉛のて い る 玄 海 3・4 号 と 大 飯 3・4 号 で は，も し 2腐食により生成する水素量を評価し，ジルコニウ

cm でも侵食があれば単純比例で 0.3％ ほどの増ムとの反応による水素量と比べて非常に少ないこ

加となり，これだけで爆轟判断基準値の 13％ にとを記している。しかし，原子炉容器の内部と外達することになる。

部にある構造材中の鉄の量は，アルミニウム，亜以上のことから，コア・コンクリート反応によ鉛の量と比べて桁違いに多いので，鉄についての

る水素発生量を無視している事業者評価は妥当で評価がされていないのはまったく不十分である。

はなく，解析に不確かさを伴うならばそれを厳し
不確実さに満ちた過酷事故対策

科学

0341

い側に考慮した評価をすべきである。本来あるべき評価手順は，実機に適用しうる大規模実証試験

解析コードの検証についてを行い，そのデータをもとに検証した解析コード
を用いて過酷事故評価を行うことである。

水素燃焼評価に使用されている解析コードは

PWR 各 社 間 で す べ て 同 じ で あ り，MAAP と（5）解析予測のバラつきの考慮だけで爆轟域

GOTHIC である17。また，MAAP は，水蒸気爆に達する

発およびコア・コンクリート反応の解析にも用い（1）で触れたように解析コードによる計算結果られている。

には，計算モデル，相関式，入力データなどに不確かさが伴うことは避けられない。どの程度の不

この二つの解析コードの検証について以下の問題がある。

確かさがあるのかは，次項で述べる解析コードの検証にも関わることであるが，ここでは水素濃度（1）MAAP について解析に使用されている GOTHIC の説明書 に記

福島原発事故の炉心溶融の解析評価に東京電力載された不確かさの値をもとに，その影響を調べが使用し，その結果を調査した国会事故調査委員る。その説明書には「NUPEC 試験検証解析では，会は次のようにその問題点を指摘している18。

格納容器内の各区画で測定されたヘリウム濃度＊7「東電の解析結果では，原子炉圧力容器及び格の ピ ー ク 値 に 対 し，解 析 予 測 の バ ラ つ き は 約

納容器の両者に共通して見られる圧力変化のパル

2.4%（測定誤差の大きい破断区画／ループ室を除く。含めた場

ス的挙動は無視され，なだらかに減少する圧力変合 4.4%）となる」と明記されている。

化が与えられている。このような圧力曲線では，

17

この解析予測のバラつき約 2.4% は，この種の原子炉圧力容器や格納容器，原子炉建屋への放射解析コードとしてはずいぶん小さいと思われるが， 能を含む大量の蒸気の流出現象も全く予測されな
ここではその問題は別として仮にこの値を適用すい。また，原子炉圧力容器における大量の蒸気発ると，先述の水素濃度最高値 12.8% に対して相生も見えなくなっている。流体の流動は，圧力の対値で 2.4% 大きな値は 13.1% である。すなわ

変化，すなわち圧力の微分により示される。そのち，判断基準値 13% を超える。したがって水素

変化を平均化してなだらかな曲線で置き換えたと爆轟は生じないとする玄海 3・4 号と大飯 3・4

き，流体の状態の激しい変化は平均化されて消失号の評価は，この点だけからも明らかに誤りであしてしまう。複雑，高価なシミュレーションコー

る。規制委員会には解析に伴う不確かさを考慮に（国
ドによる予測の意味は何なのか，疑問が残る。
」

入れた厳正な判断を求める。

会事故調報告書，p. 168 抜粋）

以上（1）～（5）にもとづくと，事業者の過酷事

実際の原子炉で生じた過酷事故の測定データに故対策は厳正な科学的・技術的見地からは水素爆

もとづいてこのような問題点が指摘されているの発を防ぎうるものにはなっていなくて，新規制基であるから，MAAP は指摘事項の改良を行った準に適合していないと判断するべきである。水素上で使用されるべきであり，規制委員会は上記の爆発を防ぐためには PWR においても格納容器内問題点が解消されたかどうか確認しなければならを窒素雰囲気にすることを提言する。

ない。
（2）GOTHIC について

＊7―この濃度分布測定試験では，水素の代わりに爆発性のないヘリウムを使用。NUPEC は（財）原子力発電技術機構の略称。

0342

KAGAKU

Mar. 2014 Vol.84 No.3

PWR 電力会社 4 社共同で GOTHIC の検証／
妥当性を説明する資料を審査会合に提出している。

公開された資料17を調べると，まず第一に，資料

原子炉容器の破損は生じなかった TMI-2 事故

内容は透明性と説明性に著しく欠けている。具体では，原子炉内で発生した水素の大半は 1 次系

的には，格納容器内の水素濃度分布に関して，原内に留まり，一部の水素だけが格納容器内に流出

子力発電技術機構が行った試験データ（実機の 1/4 縮したとされている。これに比べると，今般の過酷小モデルの試験体を用いて，水素の代わりにヘリウムを注入し事故評価では原子炉容器の破損が生じているので，て測定）をもとに試験検証解析を行い，解析コード

格納容器内に流出する水素量は TMI-2 事故よりは良好に推測することができると結論づけている。 はるかに多量である。したがって，水素爆発が起
しかし，肝心の濃度分布を示す図が「商業機密にきないとする各電力会社の評価は，TMI-2 事故

属するので公開できない」との注記を付けて白抜で実際に起きた現象と矛盾している。規制委員会

きになっている。この問題は前節
（2）
で述べたこ

にはこの点に関しても厳正な解析コード検証の審とと同じである。このような隠し事をする電力会査を求める。

社，それを認める規制委員会の姿勢が問われる。
次に，水素燃焼・爆発を取り扱う解析コードのクロスチェック解析が必要不可欠である

検証においては，研究開発での各種試験データにもとづく検証解析に付け加えて，実機データの再以上に考察してきたように，水素爆轟は生じな現性をチェックすることがとりわけ重要である。

いとする電力会社の評価には，多くの問題点があPWR で格納容器内において水素爆発を生じた事る。規制機関が科学的に厳正な判断をする上で，故としては，1979 年に起きた米国スリーマイル

本誌 2 月号で指摘されているように20，電力会社

島 2 号機（TMI-2）事故がある。事故進展の過程で，が使用した解析コードとは異なった，かつ検証が1 次系内の一部の水素が加圧器逃しラインを経て十分になされた解析コードによるクロスチェック

加圧器逃しタンクから格納容器内の下部に流出し，解析を行うことが必要不可欠である。もし規制委

水素爆発が生じたことも世界的に注目された。図

員会がクロスチェック解析を行う準備がまだでき

7 の格納容器内の圧力の時間変化に示されているていないとすれば，それは審査能力不足であり，とおり，約 2 kg/cm g（28psig）の圧力パルスが測定審査申請を受けつけるべきでない。現実には，水されている 。

素爆発解析を含めて，これまでに規制機関の技術

219

水素燃焼・爆発の解析コードは，この TMI-2

的支援組織である原子力安全基盤機構とその前身

事故の圧力パルス挙動を再現できるかどうかの検である原子力発電技術機構は，過酷事故の解析コ

証を必ず行うべきである。GOTHIC の適用性のード MELCOR 等の整備を実施してきているこ

説明書を読む限り，TMI-2 事故データを用いたとを公表している21, 22。規制委員会にはその整備

検証はされていない。この再現ができない解析コ

成果を今般の審査に活かすことを求める。

ードにより水素爆発は生じないとの評価結果が出

格納容器圧力（psig）

されても，それには信憑性はない。
32
28
24
20
16
12
8
4
0

結

論

PWR に関する適合性審査の実施状況を検証した結果，各電力会社が提出している過酷事故対策
は不確実さに満ちている。具体的には，大破断

LOCA と全交流電源喪失が同時に起こるという
2 4 6 8 10 12 14 16 18
タービン・トリップ後の時間（時間）

図 7―米国スリーマイル島原子炉事故時の格納容器内圧力変化

過酷事故シナリオにおいて，次の問題点があることが明らかになった。
（1） 炉心溶融と原子炉容器の破損を防ぐこと
不確実さに満ちた過酷事故対策

科学

0343

はできない。しかも，わずか 19 分ないしいる。フィルターベントの問題において，新潟県

22 分で炉心が溶融し，約 1.4 時間後には原の泉田裕彦知事が，フィルターベントのタイミン

子炉容器が破損する（図 1 参照）。

グについて，防災計画との関連を念頭に，東京電（2） 想定された事故シナリオには次のような力に対して事前協議することを求めたのは卓見でさまざまな不確実さがある。

あった。東京電力は，やむを得ず立地自治体との①

協議で決めることを受け入れ，柏崎刈羽原発の設コア・コンクリート反応を防げるとは言置変更許可申請書にその旨を明記したが，規制庁えない。
②

水蒸気爆発を防げるとは言えない。

と規制委員会はそのような東京電力の適合性審査③

水素爆発を防げるとは言えない。

申請23に難色を示した24。第 4 層の対策と第 5 層

いずれも格納容器の損壊を生じて甚大な放射能の対策は独立でなければならないという理屈から災害を招く要因となるものである。したがって，であろう。だが，それは現実離れしているのでは

各電力会社は次の対策を行うべきである。

なかろうか。

①

コア・キャッチャーを設置すること②

格納容器内を窒素雰囲気にすること

第 4 層の対策がどういうタイムスパンで実行さ原子力規制委員会も，「新規制基準は，世界最れるかは，防災計画にとって死活問題である。上（田中規制委員長）と言うならば，高水準の基準だ」

記過酷事故では，炉心溶融が 19 分ないし 22 分

本稿で論じた PWR の過酷事故対策においても，

EPR, AP1000 と同じく，二重格納容器やコア・で起こり，原子炉容器の破損が約 1.4 時間後に起キャッチャーの設置を義務づけるべきである。

こるとされる。住民の避難は，炉心溶融の予兆がまた，規制委員会には科学的に厳正な審査を行うために次のことを求める。
① クロスチェック解析を行って，事業者の解析評価の妥当性を定量的に検証した上で，新あったときから準備を開始するとなっているが，このような短期の事故進展の際，被ばくを避ける
対策を各自治体や住民はとることができるのだろうか？ 疑問は膨らむばかりである。

規制基準適合性の判断をすること②

過酷事故対策の有効性を示す大規模実証試
験を公開で行うことを事業者に求めること謝辞 この論考を準備するなかで，貴重なご助言と情報提供をいただいた原子力規制を監視する市民の会の阪上武さん，同アドバイザリグループの藤原節男さん他の方がた，
福岡核問題研究会の中西正之さんに厚くお礼申し上げます。

本稿では記述できなかったが，重要なこととして防災計画との関連を特記しておきたい。いわゆ

文献る多重防護の考え方において，第 4 層に相当す

1―原子力市民委員会: 緊急提言「原発再稼働を 3 年間凍結し，
原子力災害を二度と起こさない体系的政策を構築せよ」（2013 年るとされる過酷事故対策の問題は，次の第 5 層

6 月 19 日）

での住民を放射線被ばくから守るための防災計画

2―原子力市民委員会: 原発ゼロ社会への道―新しい公論形成のに密接に関係している。第 4 層での対策が突破ための中間報告，第 4 章（2013 年 10 月）
3―井野博満: 週刊「エコノミスト」2013. 3. 19 号

されれば，ただちに住民の頭上に放射性物質が降

4―井野博満: 科学，83
（5）
, 477
（2013）

り注ぐことになるからである。各原発において，5―滝谷紘一: 科学，83
（5）
, 533
（2013）
；83
（6）
, 615
（2013）

防災計画が本当に立てられるのかどうかは，再稼働の是非の判断において，決定的な重要性をもっ防災計画は，第 4 層の対策とセットで議論せねばならないはずである。だが，規制委員会の審
査は両者を切り離して議論し，それで良しとして
KAGAKU

7―九州電力: 玄海発電所設置変更許可申請書（2013 年 7 月 12
日）

ている。

0344

6―九州電力: 原子力規制委員会第 9 回適合性審査会合，資料
9-1（2013 年 8 月 15 日）

Mar. 2014 Vol.84 No.3

8―原子力規制委員会: 第 9 回適合性審査会合議事録（2013 年 8月 15 日）9―岡本良治・中西正之・三好永作: 科学，84
（3）
, 355
（2014）
10―佐藤崇: 日本原子力学会講演大会発表論文（2010. 9. 17），

TSP-10022Rev.0, PSN-2010-0907

告書」（2012 年 9 月 30 日）

11―M. Fischer: Nuclear Engineering and Design 230（2004）

19―都甲泰正編著「TMI 原発事故

169-180

社（1979 年 12 月）

その実態と分析」電力新報

12―（株）
東 芝: 特 開 平 9-211166，出 願 日・1996 年 2 月 2 日，

20―原 発 規 制 庁 審 議 ウ ォ ッ チ グ ル ー プ: 科 学，84
（2）
, 137

発明者・深沢正憲（2014）

13―（株）
東芝: 特開 2007-225355，出願日・2006 年 2 月 22 日，

21―原子力発電技術機構「重要構造物安全評価（原子炉格納容発明者・佐藤崇器信頼性実証事業）に関する総括報告書」（2003 年 3 月）

14―原子力規制委員会: 第 29 回適合性審査会合議事録（2013 年

22―原子力安全基盤機構「安全研究年報（平成 24 年度）（2013」

10 月 8 日）

年 8 月）

15―九州電力（株）:「玄海原子力発電所 3 号炉及び 4 号炉
事故等対策の有効性評価

成立性確認

重大

23―東京電力: 柏崎刈羽原子力発電所原子炉設置変更許可申請

補足説明資料」（2013 年の概要について，規制委員会新規制基準適合性審査会合（第 50回）
資料 2-1（2013 年 11 月 21 日）

10 月 10 日）
16―原発規制庁審議ウォッチグループ: 科学，84（1）, 15（2014）

24―原子力規制委員会: 新規制基準適合性審査会合（第 50 回）議17―北海道電力，関西電力，四国電力，九州電力「重大事故等

事録（2013 年 11 月 21 日）対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」（2013 年 12 月 17 日）
18―東京電力福島原子力発電所事故調査委員会「国会事故調報

特集震災・原発事故 3 年

福島原発事故対応をめぐる問題
荒木田 岳 あらきだ たける

福島大学行政政策学類

事故の本質

原発事故の本質といいます。

う と き に，い つ も―― モニタリング・データや SPEEDI のデータは福島県「どの範囲にどれく庁に送られていたけれども，メールが誤って削除された，

らい放射能がまき散ということになっていますね。

らされたか」といっ

あれは，県庁が出してくれと要請したものです

た話になります。もちろん，その検証は必要ですよ。それをデータが大きかったから削除したといが，なぜ現在のような状態に住民が置かれて 3

う説明が成り立つでしょうか。それとは別に，フ年も放置されることになってしまったのか，そのァックスでも届いていたわけです。さすがにそち点が問題にされてもよいと思います。

らは見なかったとはいえないので，見たけれどもその原因は，ごく初期の事故対応にあったとい

放出源情報がないから使えないと思った，と説明

うのが私の見立てです。行政・マスコミ・学者らしています。
「緊急時環境放射線モニタリング指によってどのような事故対応が作り出されたのか。

針」には，放出源情報がない場合も想定して，仮この辺りをもうすこし緻密に検証して，事故が引の値を代入してシミュレーションすべしと書いてき起こした問題を考えていく必要があると考えてあるわけで，実際，どちらの方向に放射性物質が流れるかということがわかれば対応が考えられた［編集部より］
本稿は，2014 年 1 月 23 日の原子力市民委員会
会合後に収録し，加筆修正されたものです。

はずなのです。
こうした「指針」などのルールに基づいて，
福島原発事故対応をめぐる問題

科学0345