美浜３号機２次給水管破断事故の経過
安全性の観点から04.10.07 海老澤 徹

a.
b.
c.
d.
e.
f.

はじめに
２次冷却系の原発安全問題
美浜３号機の破断事故の経過と安全性
TMI 原発事故と２次系の関わり：発端と終息
サリー原発破断事故の経過と安全性
終わりに

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１はじめに
美浜２号機の事故は大量に噴出した高温蒸気にさらされて、死傷者が出たという点では、重大な事故であった。しかし、原子炉の安全性から見ると、放射能も放出されず、重大な事故とは言えないと評価されているようである。事実、国際原子力事象評価尺度は「０＋」であり、安全性に関する「２次系の軽視」
が今回の事故を招いたと言うこともよく言われるが、この軽視そのものが大きな間違いである。
原子炉２次系は原子炉の徐熱系であり、その異常は１次系に直接影響する。
申請書を見ても安全解析、事故解析の約 1/3 は２次系に関わる事故である。事実、炉心溶融を起こしたアメリカのスリーマイル島 (TMI) 原発事故は、２次系の異常が１次系に波及し、大事故になった。
美浜３号機事故では、２次系の脆弱性が明らかになった。大飯１号機では、隔離弁下流での深刻な減肉が測定されていた。本報告では、この脆弱性が原子炉の安全性にとって重大な問題であることについて、 TMI 原発事故やサリー２号
機の２次給水系破断事故と関連させながら議論したい。
ところで、今回の事故を見ると、２次系に対する安全性の軽視という以前の問題であるように見える。すなわち、関電の一般防災問題に対する基本的な認識の欠如、言い換えれば、初歩的な技術的管理能力がないということを示しているように思われる。

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２ 原子炉２次系の安全上の重要性(1) ２次系の構造は図１に示される。蒸気発生器 (SG) により１次系と２次系は接続される。
SG 細管により、１次系と２次系は構造的には分離されているが、熱流的には連続。
原子炉での発熱は、蒸気発生器を介してタービン、復水器へと導かれ、徐熱される。
２次系の異常は、炉心冷却系へ直ちに影響する。
申請書を見ても安全解析、事故解析の約 1/3 は２次系の異常に関わる問題。
典型的な事故は２次給水喪失と主蒸気管破断事故である。
また、 SG 細管破断事故は１次系と２次系にまたがる事故である。
給水喪失については現実に起こった３つの事故に基づいてその危険性を議論する。
これらの事故において２次系異常の起こった場所は図に示される。
蒸気管破断事故は、即発臨界事故の可能性すらもつ重大な事故である。
これについては申請書の事故解析に基づいて議論したい。
２次系の事故では、多くの場合放射能が直接放出されないという意味で軽視され、稼働率向上の犠牲にされているようである。
(2) 安全上重要なもう一つの役割は、格納容器隔離機能の保持である。
２次系の破損は格納容器の隔離機能の喪失につながる。
特に、 SG 細管破断と隔離弁上流の破断は隔離機能を喪失させる。
はじめに、２次系の構造と特徴について、次に、ＰＷＲの制御の特性と主蒸気管破断について議
論したい。

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安全弁

隔離弁

図１ ２次系概略系統図

関西電力事故報告書平成１６年８月修正５

ＰＷＲ反応度制御の特徴
ホウ素の反応度制御が制御棒より大きい
低温状態と高温全出力状態の反応度の差：
制御棒の反応度降下よりずっと大きい
減速材温度係数は運転時間に依存する：
初期は僅かに＋、末期はマイナス。

６２次系：蒸気系

主蒸気管の破断による蒸気の急速流出；１次系の過冷却

３つの主蒸気管の共倒れ破断

主蒸気管の共倒れ破断
地震等による建家の損壊、３つの蒸気管はヘッダーで連結されている

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高浜３号機２次冷却系統図：給水系

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即発臨界

臨界

３つの SG のうち、１つだけの破断の効果
３つとも破断すれば、即発臨界？
主蒸気管破断事故時のパラメーター挙動９

３ 美浜３号機２次給水管破断事故の経過と安全上の問題 （美浜事故経過）(1) 主な事故経過 ( ８月９日、時分が示される )15:22 給水管破断：火災警報による ； 3B 直流接地警報
15:23 3A 直流接地警報
15:25 タービン建家３階で蒸気充満を確認
15:26 緊急負荷降下開始 (5%/ 分 )15:28 A,B 給水ポンプトリップ
A,B 電動補助給水ポンプ自動起動、タービン動補助給水ポンプ自動起動
原子炉トリップ、タービントリップ、蒸気止め弁閉、バイパス弁開15:32 補助給水流量制御弁閉
15:35 原子炉高温停止状態
15:44 脱気器水位制御弁閉
15:53 タービン建家 2,3 階の蒸気量減少確認
15:58 １次系ボレーション開始
16:05 主蒸気隔離弁閉、タービンバイパス弁から主蒸気逃し弁に切り替え
17:50 A 系の復水配管に破断部を確認
23:30 クールダウン開始、約２０時間後原子炉低温停止

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事故経過図

関西電力事故報告書平成１６年８月

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TMI

２次系事故経過図

関西電力事故報告書平成１６年８月

１２（２） ２次系破損と原子炉機器の動作の状況
原子炉の運転パラメーターのデータにみる今回事故の特徴
人のいる空間への大量の高温高圧２次給水の流出：
基本的な防災対策の欠如
大口径配管の瞬時破断： LBB の破れ（１次系で起こると炉心冷却が阻害され、燃料棒は破損する）
大量の冷却水の流失と破断に伴う破壊力の発生
水１１００トンの２次冷却水のうち８割の９００トンが流失、２次冷却水の枯渇問題
高温蒸気による至る所の水浸しによる電源系統の絶縁不良、
現実に直流接地が２系統において発生した
今回の事故では、破断場所が幸いして１次系への影響は穏やか
脱気器タンクの上流での破断は、タンクにある５００トンの２次給水がダンパーになった１３

給水喪失事故時パラ、メーター
２次給水喪失時の１次冷却材の挙動
実線は安全評価の結果
TMI 事故時の挙動
１次系は高温、高圧になり加圧器逃し弁が開く

点線は今回の事故時の挙動
１次系の挙動は安定している
両者の違いは２次冷却水量が不足するか否かに依存している

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４ TMI 原発事故 ( ７９年３月 ) は２次系の異常から始まった(1) ２次系の異常が１次系に伝搬した。
炉心溶融が起こり、水素爆発による格納容器破裂の危機
格納容器が変形しながらも耐え、危機一髪でチェルノブイリを免れた(2) 事故の発端：美浜２号機事故に比してささいな故障、復水浄化系バルブの故障
復水浄化系バルブから空圧駆動バルブ系への冷却水の漏洩
それが給水遮断弁の閉止を引き起こした：２系統同時に給水停止
２次系補助給水本が作動したが、直ぐにバルブが開かず、給水できず。
蒸気発生器冷却水水位の低下(3) １次系冷却水の温度と圧力の上昇
加圧器逃し弁開、閉止後の弁からの漏洩
冷却水の流出により、炉心に冷却水は不足していたが、水位計は満水を表示
ECCS からの注入を絞る
炉心溶融と格納容器水素爆発が起こる

ＴＭＩ

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５ サリー (Surry) 原発２次給水管破断事故(1) 事故後１０分間の主な事故経過
NRC の事故報告書 (Jun.14 87) より抜粋
事故経過が運転員の対応、機器の故障と共に具体的に記述
関電の事故報告と対照的
８６年１２月９日 14 時 20 分頃発生、時刻は分秒を表示(2) 事故の発端： C- 蒸気発生器 (SG) 隔離弁の閉止
閉止動作は誤動作：弁組み立て時の調整不良により空気圧の僅かな変動による誤動作
制御室では表示されず：閉状態検知器の調整不良のため緊急時監視系は検出せず
隔離弁は主蒸気管破断対策のため
19:59 A-SG 及び B-SG の蒸気流量増大 (150%): 制御室に表示
C-SG 隔離弁閉に対して、蒸気流量の補償
20:01 C-SG 水位低、 B-SG 水位高
20:03 A-SG 水位高
SG 全体としては水位は下がっているはず。
これらの水位高は圧力低により下部での蒸気発生により生じと思われる。
蒸気流量の過大により A,B-SG の隔離弁閉：蒸気管破断対策のため
20:03 C-SG 水位低低により原子炉トリップ
C-SG の２次冷却水は、隔離弁閉により失われることはなく、ポンプからの給水が継続しているの増大している。
それにも拘わらず、 SG 水位は低低を示した。
これは圧力上昇による下部のボイドのつぶれと狭域水位計の測定範囲のためである。
制御棒集合体 M-10 の表示は完全落下を示さなかった
サリー１

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20:03 運転員は緊急時操作を行う
安全弁短時間開、その後逃し弁を手動開、２次系の圧力上昇
20:06 C 補助給水系作動
２次系による徐熱の確立、１次系の冷却は確保された
20:26 給水制御弁を閉じる。１次系の温度が規定値より低下したため
20:43 A- 給水ポンプの入り口配管が破裂
A-line check valve failure ：組み立て不良
主給水系圧力計の故障： off scale high を示す
21:01 A- 給水ポンプトリップ、表示点灯せず
運転員がタービン建家から戻って大量の蒸気の流出と負傷者について報告
21:24 B- 給水ポンプトリップ、表示点灯
21:24 上級運転員：全ての主給水ポンプ、復水ポンプ等の停止操作を運転員に指示
運転員：主給水ポンプの停止に気付く
原子炉系は正常状態で安定
22:53 NRC 駐在官制御室に入る
25:00 高温蒸気により防火スプリンクラー作動
流失水は炭酸ガス放出制御システムをショートにより故障させた
タービン建家の照明の幾つかはショートして故障した
30:00 NRC operation センターと制御室の連絡体制が確立
サリー２

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(2 ） サリー２事故が示した安全上の問題(a) 様々な機器の故障が事故に判明、それらは運転員による事故状況の把握を妨げた(b) 破断事故はそれに伴う配管跳ね返り、破片の飛び散り
あるいは高速蒸気により様々の重大な機械的破損をもたらした(c) 大量に放出された高温蒸気の流入により多くの機器が水浸しになった(d) 電気的な絶縁が破られ、機器を故障させた(e) 大口径配管に対して LBB の破綻を示した

6 おわりに関電では、以前落雷に伴う負荷の喪失に対して綱渡り的操作により原子炉の停止を阻止したことが利益に寄与したとして賞賛された。
ところで、このようなことは事故防止の観点とは相容れない。このような企業風土の中で配管破断の前に、原発を止めて ２次系配管の検査をし、修理をするという決定を誰がすることができるだろうか。今回の場合のように、事故が起これば、安全対策が杜撰であったこと、当然なされるべきことがなされてこなかったことは誰の目にも明らかである。
しかし、事故防止の対策が正しい限り、多くの場合、事故は未然に防止され、何事も起こらない。そのような場合、高度に訓練された技術的専門家集団の存在がなければ、安全対策の正当性は評価できないであろう。
関電は技術的問題は社外への丸投げで、技術レベルの向上を図ってこなかった。このような関電の社風では、本来の安全対策は無駄なものとして評価されることになるのではないだろうか。そうでなければ、この事故をきっかけに明らかになった杜撰な安全管理の実態は説明の仕様がない。
このようなことは規制によって保護された企業一般に見られることである。従来から、原子炉の安全性は原子炉メーカーの技術的対応により支えられていると言われてきた。
しかし、最近の人材の育成困難に加えてその流出によりそれも怪しくなっている。
サリー３，おわりに