(b)起 動
本原子炉においては、冷却状態から起動する場合はまず系全体を150℃まで予熱し、その後は冷却ガスの温度上昇率を毎分2 ℃以下におさえているが、この基本方針は燃料要素や圧力容器等の熱膨張による機械的応力を考慮しても妥当なものであると思われる。
また制御棒引抜き速度の最大は0.3x10-5K/秒であり、また粗調整棒引抜きの段階においてはタイムスイツチによって過剰の反応度の加えられることを防止し、また微調整棒引抜きにおいては正の温度係数の存在を考慮し、自動温度調節装置の設定値を階段的に上昇せしめうる方式を採用することとしているので、制御棒引抜き事故は十分防ぎうると思われる。
(c)熱出力制御
本原子炉は臨界以上から全出力の25%までは手動で、それ以上の出力では自動で制御を行なって負荷の変動に応答させるよう設計されている。自動制御系では、熱出力の制御は冷却ガス流量を調節し、原子炉チャンネル出口ガス温度は制御棒の調節によって一定に保つ方式を採用しているが、この方針は妥当なものである。
減速材の正の温度係数やキセノン振動による中性子束不安定現象は、炉心を9分割し各で独立して自動制御する方式により十分に制御できると思われるが、詳細設計にあたっては、さらに精密な解析を行なって十分の検討を加えることが必要である。
7.地震対策
(1)設計地震力
(a)炉心部の水平設計震度0.6および垂直設計震度0.3は、この部分の構造の特殊性および重要性を考慮し、通常の建築物に対する設計震度の3倍以上の値となっている。
また、東海村敷地において将来予想する最大地震動によって炉心部に起こる震度を理論ならびに実験研究により推算した結果、この水平設計震度0.6は炉心部に起きる計算推定震度の2倍以上の値を持つことが確かめられているので、予想する地震動や計算仮定に相当の開きがあっても炉心部の設計震度には余裕がある。なお、上記の設計震度に対し、各種構造部に起こる応力度を求めると、材料の許容応力に対してかなり下まわっているので、この点においても相当の安全率を持っている。
以上を総合してこの設計震度は炉心の耐震設計に対して十分満足すべき値である。この値をもって設計した炉心は予想する地震動をうけても損傷を受けることはなく、継続して使用できるものと思われる。
(b)ダクトに対する設計震度2.0および原子炉建物に対する基準設計震度0.3はこれらの構造物の使用目的および過去の経験から工学的に判断して十分な値である。
(2)構造計画
剛強な生体遮蔽構造体に1次系の全構造物を結びつけ、各部の相対変位を少なくし、またそれらの構造物を一体の基礎のうえに設ける方針をとっているが、これらの方針は妥当なものである。
(3)各部構造
(a)黒鉛パイルの形状を保つため、従来その補強方法が種々提出されてきたが、改良案を従来の経緯にしたがって示せば下記のとおりである。
(i)コールダーホール改良型原子炉の原型においては、 2枚のタイルをはさんで積みかさね、このタイル部分を周辺からガーターで締めつける構造であった。
(ii)上記の構造は耐震上の考慮が加えられていないものであったから、わが国に輸入する原子炉の型式として耐震的に種々の改良が加えられた。すなわちタイルは一重とし、 パイルの周辺にガーターに代えて格子状のいわゆるスタビライジングストラクチャーをおき、この構造により黒鉛パイルを周辺から締めつけて耐震性を与えることが計画された。
(iii)しかるに、その後黒鉛のウイグナー効果による収縮の性質が新たに判明したので、これに備えるため、その構造形式を変更した。すなわち黒鉛パイルを数個の同心円筒に分割し、円周方向のブロック相互間はダブティル・キーによって連絡し、これらの同心円筒間にはラジアル・シアー・キーを設けて水平力に対してかみ合った状態にした。さらに最外周の反射材は前記のスタビライジング・ストラクチャーで締めつけることにより黒鉛パイルに働く地震力に耐えさせる計画であった。この方式によれば耐震的に一応その安全性を確保しうるものと判断されたが、なおその細部についてまだ洗練されてない部分あるいは応力状況の不明の点もあり、かつブロックの形式が多種多様で施工上の難点もあったので、その検討改良が要望されていた。
(iv)その後上記の改良方法が種々検討された結果、下記のような案が再改良設計案として提示された。この案の構造は種々の点において従来の案をさらに改善したものと認める。
本案では黒鉛ブロックを6角形断面として相互に上下はめ合わせて柱状に積み重ね、最下部はダイヤグリッドにはめ込まれている。また横方向には6角形の各辺に交互に設けられた放射状のキーおよびキーウエーにより適当な間隙をおいてかみ合わせ、地震力をせん断力として黒鉛パイルの外周に設けられた補強円筒に伝達し、これに支持させる計画である。この補強法はガーターや格子状スタビライジング・ストラクチャー等に比較して、その機構が単純であり、長期にわたる材質のクリープ温度変化等による締めつけ力の変化を考慮する必要がない。なお各ブロックはウイグナー変形に対してそのブロック柱の中心を中心として自由に伸縮できるため、特別の応力は生ぜず、かつ地震によるせん断力の伝達はみだされない。また、温度変化によってダイヤ・グリッドや補強円筒が黒鉛と異なった膨張、収縮をしても、各ブロックは銅製部分の伸縮に追随して動くので、ブロックには不利な熱応力は生じない。
次に地震力によってブロックに起こる応力の解析結果をみると、解析方針としては、単一厚さのブロックの集合体を連続的な一枚の版として取り扱かっても、また各ブロックのつりあいの理論から導いてもその計算結果には大差がない。炉心の震度を0.7(より安全のため震度0.6より大きくとる)とした場合、キーに働く最大応力は地震力および応力の相対的作用方向の各仮定によって異なるが、 5.3〜3.8kg/cm2である。一方、ゼネラル・エレクトリック・カンパニー (G.E.C.)において行なわれた実験によれば、 6個の実験ブロックにつき、キーの破壊強度は59〜34kg/cm2であり、キーの地震力に対する安全率は約10である。
以上のように、再改良案によれば、地震力の伝達機構が明瞭で無理が少なくなる。また黒鉛のウィグナー変形および温度変形による黒鉛パイル全体の変形を考慮した従来の温度補正機構を外周のスタビライジング・ストラクチャーに施す必要もなくなり、単純でかつ均等化しやすい補強方式をとることができ、地震に対する安全性は十分確保できるものと認める。
(b)ガスダクトは、その各所をダンパーで生体遮蔽につなぎ、地震時においてガスダクトに不利な振動が起きないようにしてある。
ガスダクトの熱膨張に対しては、ダクトにヒンジ付きベロウを配置し、かつ3ピン式支持形式とし軸方向応力と曲げ応力の発生を防ぐこととしている。
また一回路のダクトは圧力容器の中心を含んだ同一垂直平面内に含まれるように配置し、ダクトの重量は定荷重鈞手によって温度変形が起きた場合もつねに一定の力で建物に支持されるようにしてある。
ガスダクトは長大で撓みやすい構造であるが、以上のように常時の熱応力を減じ、かつ、地震時の応力減少にも十分の配慮がはらわれている設計方針は妥当なものと認められる。
(c)なお、細部の設計にあたっては次の各項に対して注意することが望ましい。
(i)燃料取扱装置に対しては、その耐震安定性と地震時の緊急止めつけ方式について検討すること。
(ii)冷却池は上部砂層中に浮かされているが、地震時における砂層の局部支持力低下のため、不同沈下による亀裂発生等により、池水の地下への漏洩の危険がないよう、構造全体としての耐力ならびに防水に対し検討し、また、冷却池と他構造物あるいはパイプ類との取合せ部に対しては振動時の相対変位、不同沈下等のため損傷をきたさないよう注意すること。
(iii)1次冷却系機器、安全保護系、計測制御系、非常用機器電源等は、その構造と取付けに対し耐震上特に注意すること。
(4)模型実験、振動試験等
(a) 日本原子力発電株式会社およびGEC側において模型ならびに部品に対し各種の構造耐力実験が行なわれ、これらの実験によって得られた資料が構造設計、数値解析ならびにその検討に利用されている。
この種の実験は、特に新しい構造形式のものに対しては、その設計の根本方針の確立と細部機構の実効性を確かめるためきわめて有用なものと考えられる。
なお、今後その細部設計を合理化し確実にするため、 GEC側で行なう実験と緊密な連絡を保ちつつ会社側においても独自の立場においての実験の継続が望ましい。
(b)構造物の一応の竣工の後、ガスダクト、熱交換器中の配管その他構造物の各部ならびに全構造系に対して精密な振動試験等を行ない、地震時ならびに常時運転時における共振現象に対して安全かつ支障がないことを確かめ、必要に応じて補強その他適当な方法を講ずる計画は妥当なものと認められる。
8.放射線障害対策
(1)設計基準
遮蔽、廃棄系の設計にあたっては科学技術庁告示昭和32年第9号のほか、 1958年I CRP勧告および原子炉安全基準専門部会の答申(昭和33年11月27日)に基づき従業員および発電所周辺の一般公衆の受けると予想される放射線量率、放射性物質濃度が上記の基準に規定された許容値を十分下まわるように設計した方針は妥当なものと認められる。
すなわち、
(i)遮蔽設計に関しては運転員に対する年間線量率が1.5remをこえないようにしたこと。
(ii)気体の排出基準に関しては、煙突からの大気への放出率をAr-41で平均600μC/秒以下としたこと。
(iii)液体の排出基準に関しては、一般公衆に対する許容濃度1×10-8μc/ccを十分下まわるようにしたこと。
(2)遮 蔽
(a)建物内は申請書の線量率分布によれば一応遮蔽の点では支障はないものと認められる。
(b)原子炉建物から外部に常時放出されるガンマ線については、原子炉建物周辺における48時間/週勤務の非放射線従業員に対して0. 5rem/年(換算0.2merm/時)を、また、敷地周辺の居住者に対し0.15rem/年(換算0.017mrem/時)の値をそれぞれ遮蔽設計上の見地から採用することが妥当と思われる。
このような考え方に基づき、原子炉建物周辺に対する線量率が申請書に記載された周辺等線量率図(地表面)のような分布であることを前提として検討した結果
(i)管理区域外における従業員の被ばく線量率は0.5rem/年以下に十分おさめられるので、放射線管理上の支障はない。
(ii) 0.15rem/年の等線量率線の一部は、日本原子力研究所予定敷地内にでているが、民家からは遠くはなれているので、一般公衆に対する影響は無視しうると考えられる。
なお、敷地南側の日本原子力研究所予定敷地との堺界においては、線量率が0.15rem/年をこしているので、この問題に関して同研究所と協議することが望ましい。
(3)気体廃棄物
(a)通常運転時に放出される気体廃棄物中でAr-41を問題として取り上げているのは一応妥当と思われる。生体遮蔽冷却材中に含まれるAr-41の放出量は、 Ar-41の全放出量の大部分をしめ、約550μc/秒となっているが、この数値の推定には種々の仮定が入っている。しかしたとえこれが相当上まわっても安全性に影響を与えるとは思われない。
(b)年1回行なう予定の冷却材のブローダウンもAr-41の放射能減衰をまって行なうこととしているので問題はないと思われる。
(c)東海村周辺の廃棄ガス濃度を算出するにあたって用いた英国気象局の濃度計算の方法は種々検討の余地もあるが、現在のところやむをえない実用的な推定方法であると思われる。この方法によって求めた結果と東海村における実験資料とを比較したところ矛盾はでていない。
(d)上記の方式に基づいて濃度を算出するためには現地の大気安定度、風向、風速等の気象要素が必要である。それには主として水戸地方気象台の資料を用いてあるが、海岸から約12km内陸にある水戸のほうが海岸にある東海村よりもー般に煙の拡散に対する気象条件が悪いため濃度が高く算出されるからこの資料を採用してもさしつかえないものと思われる。
(e) 10年間の水戸の観測資料を整理した統計資料から考えられるきわめて悪い条件のもとに濃度を計算した結果を通常運転時に廃棄される放射性ガス量にあてはめて換算すると、周辺一般公衆に対する許容濃度に対し一桁以上低いことが明らかである。
(f)英国気象局の計算式は風速2 m/秒以上の場合適用されているものであり、それ以下に適用するのは外挿になる。しかし、かりに2.0〜0.5m/秒まで計算してみると、濃度は許容量以下となり、かつそれとの差が相当あることが明らかである。
(g)静穏の場合の濃度については、英国気象局法は通用されないので、別途に考察する必要がある。しかし、東海村の静穏継続時間を調べ、これを用いて廃案ガスが大気によって稀釈されないとしたときの年間線量の上限を求めても、敷地の内部でも100mremを超えることはないので問題にならない。
(h)東海村周辺の地形性によって、平常運転時におけるガスの濃度が局部的に増加したとしても、それによる被ばく線量がはなはだしく増加する可能性は少ないと思われる。しかし一般的に地形性の気体状廃棄物濃度に与える影響についてはこれを無視してよいものではなく、十分に判断しうる長時間にわたる資料の収集が望ましい。
(i)上記廃棄ガス濃度の推定はあくまでも算定結果をもとにして長期間の平均濃度を推しはかったものであるから、将来の運転時に対応して設計および工事の段階において野外放射線監現施設の数と配置については十分の配慮をすることが望ましい。
(4)ろ過装置および換気装置
放射性じんあいの除去のためにろ過装置がついているが細部の設計資料が不詳の関係もあり、現段階での検討には困難な点が多い。したがって取付け箇所の推定とともに設計施工の段階において障害対策上十分検討する必要がある。
また換気装置についてもその換気措置に関して前述と同様の検討が必要である。
(5)使用済燃料の取扱い
使用済燃料の取扱い方法の考え方はおおむね妥当と思われるが、冷却池については漏洩防止の点に特に注意して設計施工する必要がある。
さらに冷却池は雨覆いをしてないが、じんあい、塩分の混入による影響等を考慮すると、これをおおう建家の設置およびこれに伴い建家に換気装置を設けることが望ましい。
(6)固体廃棄物
所内各所からの固体廃棄物は遮蔽された地下の建物内に貯蔵することとしているが、これらスラッジ、グリーン・サンド等放射性廃棄物の貯蔵槽は漏洩が皆無となるような構造とすることが望ましい。
(7)液体廃棄物
(a)放射性の液体廃棄物は放射性物質を濃縮し、濃縮した少量の固体は永久貯蔵し、一方、液体は許容濃度以下にまで除染され、さらに稀釈して海中に放出することとしている。このような液体廃棄物処理系統の考え方は妥当と思われるが、その処理能力については、事故等の場合をも考慮し、施設の容量、性能等に関し設計施工の際に十分検討する必要がある。
(b)冷却池からの排水は十分除染稀釈のうえ、海中に放流される計画としているから、海水汚染に対する安全性は一応確保されていると思われる。
(8)放射線管理
申請書に述べられている放射線管理方針は妥当であると思われるが、具体的内容に関してはなお不確定のものが多いので、放射線管理の重要性にかんがみ、設計、施工等の段階において厳重に検討する必要がある。
9.安全対策
原子炉事故が公衆および従業員に危害を与えるのは炉内の放射性物質が相当量外部に放散されることによるが、これを防止する本質的な方法は燃料溶融の防止にある。また考えられる原子炉事故の種類は数多いが燃料の溶融を引き起こす可能性のある事故として反応度事故と冷却能力喪失事故とがあげられる。
本申請書においては基本方針としての点に重点において重大事故の解析を行ない、安全対策を講じていることは妥当である。
(1)安全対策
前述の基本方針に従がって安全処置施設として
安全保護系
緊急停止装置
緊急時炭酸ガス注入装置
緊急冷却装置
等が設備され、燃料溶融にいたる事故をおさえ、放射性物質の外部への放散量を制限する設計をとっていることは妥当と認められるが、今後詳細設計にあたっては、これらの施設の細部構造について十分な検討の必要がある。
(a)安全保護系
原子炉が正常運転を逸脱した場合にその安全を確保するために、原子炉警報装置と原子炉停止装置が設けられている。
原子炉警報条件としては、原子炉各部の異常温度上昇、 1次冷却系の故障、計測制御系統の故障、破損燃料検出装置の故障、各種電源故障、中性子束レベルの上昇等20数種の要素が考えられており、これらの要素の選択はおおむね妥当であるが、これら警報に対する運転員の適切なる処置が必要である。
原子炉のスクラム条件としては、高中性子束、短原子炉周期、冷却ガスの過剰温度上昇、冷却ガス圧力の過大変化率、燃料および黒鉛温度の過剰上昇、炭酸ガス主循環機の2台同時故障、故障回路の主弁の上下とも閉鎖不能、制御棒および停止回路の電源喪失および地震等約10数種の要素が考慮されている。また、制御棒系としては微調整棒、粗調整棒A、 B、安全棒の4組からなり、これらのうち1組の制御棒系の落下で原子炉スクラムが可能である。また原子炉停止回路は安全性の確保と誤動作による運転の中断をさけるために各系は独立しており、大部分に「2 out of 3」回路を採用している。
制御棒駆動および原子炉停止回路用電源喪失事故に対しては、制御棒は自重により落下するフェイル・セルフの設計となっている。
以上のことがらから原子炉スクラム系の基本的設計方針は妥当であり、常時十分の点検保守が行なわれていればスクラム不能の可能性は皆無といえよう。ただし、詳細設計にあたっては方式の選定、動作値の選定等については運転の自由度とも関連し十分の検討を行なう必要がある。
(b)緊急停止装置
原子炉停止装置の不動作はまず考えられないが、万一地震時等において制御棒チャンネルが歪んで制御棒が炉内に挿入しえない場合を想定して通常の原子炉停止装置の後備保護として緊急停止装置が設備されている。
この機構は通常の原子炉停止系とは完全に独立した系となっており、地震動、地震による変位、ガス圧力変化率等の信号により動作し、 49個のスタンドパイプ中にボロン鋼球を落下させることになっている。
この小型ボロン鋼球(16mmφ)はチャンネルが変形して制御棒が入らぬ場合でも確実に炉内に投入されると考えられる。
またこの装置の制御容量は4 %K、投入に要する時間は数秒以下で、全体の1/4のボロン鋼球の投入により原子炉を完全に停止しうる設計になっており、十分の安全率があるといえる。
この緊急停止装置を設けたことにより、安全保護系とあいまっていかなる場合でも原子炉は確実に停止しうると考えられる。
なお地震時およびガス圧力変化時等以外においても、本装置を通常の原子炉停止装置の後備保護としても活用しうることが望ましい。
しかしこの装置は原子炉の安全を確保する最終的後備保護装置であり、またこの装置はこの炉がはじめての試みであるので、基本的設計の考え方は妥当であるが詳細設計にあたっては、実物実験を行ない動作の確実性を確認するとともに、運転に入った後も定期的試験によりその動作を確認する必要がある。
(c)緊急時炭酸ガス注入装置
ガスダクト破損のような事故が起こったときは、炭酸ガスが大気へ多量に放出され、逆に大気が炉内に侵入するおそれがある。このような事故に備え炭酸ガスを注入し、侵入空気を炉外へ排除し、炉内へ空気侵入を防ぎ、破損燃料の酸化増進を防止する目的で、特にこの原子炉では緊急時炭酸ガス注入装置を設けることになっている。この装置は炭酸ガス循環装置とともに緊急冷却装置の主要部をなすもので、その計画方針は妥当と認められるが、なお詳細設計にあたっては注入炭酸ガスの状態と量および注入方法などについて、今後綿密な調査研究を行なうことが必要である。
(d)緊急冷却装置
事故時に炉が停止して2時間後の崩壊熱は平常時の熱出力の1.3%であることが解析されている。この崩壊熱を除去するのに必要な冷却材の量は常用圧力の炭酸ガスとして平常時の1.3%と仮定されている。この炉の炭酸ガス循環装置は、
5-(3)に述べてあるように事故時に備え、主駆動装置である蒸気タービンに対し、緊急時の蒸気源として所内ボイラを持ち、さらに補助駆動装置として各ブロアーに電動機を備えている。
炉内の炭酸ガスが常用圧力であれば、その自然循環によって崩壊熱を除去できる見込みである。
しかし、上記のいずれかの駆動装置によってブロアー4台のうち、 2台が作動すれば、常用圧力の炭酸ガスに対しては蒸気タービンにより、またたとえガスダクトが破損し、ガスが大気圧になった場合でも蒸気タービンあるいは電動機によって1.3%の流量(常用圧力の炭酸ガスに換算)を確保できる機能を備えるように計画されている。またそういう事故時に空気が炉内に侵入することを防ぐ目的で、前述の緊急時炭酸ガス注入装置を備えている。以上この原子炉に計画されている緊急冷却装置は、上記事故時の崩壊熱を除去し、炉内への空気侵入を防ぐ機構を原理的に備えているものと認められる。しかしブロアーの電動機が備えるべき容量、回転速度および供給電源ならびに緊急時炭酸ガス注入装置の容量などについての詳細決定を行なう場合には、次のことを実験あるいは実測などによって十分に解明しておくことが必要である。
(i)燃料被覆フィンと炭酸ガスとの間の低流量時における熱伝達特性
(ii)2台のブロアーを使用した場合、約2,000あるチャンネルにどのようにガス流量が分布されるかという問題ならびにチャンネルのギャグ調整と流量分布との関係
(iii)低回転速度におけるブロアーの特性
(iv)ガスダクト破損時に想定される空気侵入量
(e)非常用電源
原子炉の安全のために必要な補機および制御計装関係の電源は蓄電池により供給されるので、短時間の停電による供給停止の恐れはないと思われる。非常用電源としては、ディーゼル発電機2台が備えられていて2分以内に確実に動作することになっている。万一不動作の場合にも約20分は蓄電池により必要電源は確保されるので、非常用電源の確実な動作を確認するため保守に十分留意すれば長時間の電源完全喪失の恐れはないものと思われる。
万一短時間電源が完全に喪失しても、炉停止系はフェイル・セイフに設計されているので炉は停止されると思われる。
(2)事故解析の結果
(a)反応度事故
反応度事故としては制御棒の連続引抜き、原子炉の温度変化、キセノンのバーンアウト、過失による燃料要素の装填等が考えられるが、問題になるのは起動時および出力時の制御棒の連続引抜き事故と考えられる。本申請書においては重大事故として、この二つの場合について解析していることは妥当である。
起動時連続引抜き事故に対しては(i)起動操作が運転員の注意のはらわれた状態で行なわれること、 (ii)タイムスイツチによって無制限な連続引抜きが制限されていること、 (iii)多くの独立した警報装置および原子炉停止装置が用意されていることなどにより、危険な事態に到達する恐れはない。
出力時連続引抜きに対しては(i)自動制御系が動作していること、 (ii)多くの独立した警報装置および原子炉停止装置が用意されていることによって事故は防止される。
いずれの場合においても、原子炉停止装置がかならず動作することは期待してよい。しかも、この場合には冷却系は完全であるから、原子炉が停止すれば燃料溶融の危険はなく、外部への災害は皆無といえる。
(b)冷却能力喪失事故
2次冷却系の事故(2次系破損、給水ポンプ停止、復水ポンプ停止、冷却水循環ポンプ停止)の際には予備機器および予備電源によって対処しうる場合が多く、またこれらの不動作を予想しても燃料溶融にいたる可能性はないといえる。しかし1次系の故障の場合には燃料温度に直接関係があるので、十分検討している。
(i)炭酸ガス主循環機の停止
1台停止の場合には流量のアンバランスを検出して主弁が閉鎖される。主弁の閉鎖時間は約10秒である。自動制御機構により85%の流量で運転の継続が可能である。自動制御機構不動作の場合にはスクラムされる。
2台の同時停止ということはその可能性が少ないが、この事態が起きた場合には、原子炉はスクラムされる。
停止後の崩壊熱除去は残った2台の炭酸ガス主循環機によればもちろん可能であり、 1次系が完全であるから、炭酸ガスの自然循環冷却によっても目的は達することができ、原子炉の安全性は確保されると認められる。
(ii) 1次系熱交換器側の破損
この場合は主弁によって故障区間が除去され残りの1次冷却系は完全な状態にもどるので、(iii)項よりもはるかに楽な状態といえる。ただしガスダクト被損と同時に主弁も不動作の状態を考えれば、(iii)項と同じ条件となる。
(iii) 1次系圧力容器側の被損
主ガスダクト1本が完全に破損し両端から加圧ガスが流出する場合に相当する等価面積5. 3m2の開孔に対する解析を行なっている。さらにこの種の大事故の発生の際には、原子炉1次系の炭酸ガスが外部に流出するため、冷却材の定常流に乱れを生ずるので破損箇所の位置によっては若干の時間(たとえば圧力過度現象の終了するまでの時間として30秒〜1分間)は冷却能力が完全喪失する可能性がある。したがって本事故解析においては、さらに苛酷な条件として1〜2時間にわたり熱除去がまったく行なわれないことを想定した解析がなされている。この場合原因が地震である場合とそうでない場合にわけて考察すると、
(イ)破損原因が地震でない場合
この場合には、破損箇所以外は健全と考えられるので、次に考える地震の場合よりも機器の動作条件は容易であると考える。
ただし、原子炉停止装置は迅速に動作する必要があるので、ガス流量、ガス圧力変化率の検知動作は確実迅速に行なわれる必要がある。
(ロ)破損の原因が地震の場合
設計地震力以上の地震に対しては、 1次系の破損と同時に若干の機械の故障、動作不能を当然予想しなければならない。
しかし設計に仮定した地震力は、実際に予想される値に対しかなりの安全率を持っているし、たとえ主要部に破損が起きるにしてもこの直前に原子炉停止装置および緊急停止装置が動作して原子炉はただちに停止するはずである。
本申請においては
(イ) 1次系破損後ただちに原子炉停止が行なわれた場合
(ロ)事故後3秒で原子炉停止が行なわれた場合について解析を行なっている。
その結果、事故発生後2時間以内に1.3%程度の冷却ガス流量を確保すれば、燃料被覆溶融の危険はないことがわかった。
またチャンネルが完全閉塞したと仮定して検討したが、隣接チャンネルに上記流量が確保されるなら危険はないことがわかった。
要するに9-(1)で述べた安全対策により原子炉が確実に停止し、崩壊熱除去に必要な最低流量が確保されるならば、燃料被覆溶融による放射性物質放散の危険はないといえる。
(3)事故の評価および災害の推定
(a)事故の評価
前に述べたように、ガスダクト破損時において燃料溶融による分裂生成物の放出は考えられず、破損燃料検出装置によって検出しえないような微細な欠陥を有する燃料からの放出のみが検討の対象となる。
この場合、欠陥を有する燃料の本数および欠陥の大きさ、原子炉容器内の炭酸ガス中への空気混入率、燃料の温度等が問題となるが、この点について特に検討を行なった。
(i)欠陥を有する燃料の本数については、コールダーホール発電所の運転経験等にも徴し、破損燃料検出装置で検出される破損燃料要素の本数は年間20本程度におさえられる運転計画である。したがって、非常に悲観的に考えても、ダクト破損時に炉内に存在する欠陥燃料要素は5本程度である。これに対し、本申請書においては、〔ケースI〕で10本、〔ケ-スII]で25本という苛酷な数を想定している。
欠陥燃料要素の本数については、申請書においてはこの条件を満足するように運転する計画であるので、この本数算定は妥当なものと考える。
酸化床については、計算の基礎として〔ケースI〕では全部1cm2、 〔ケースII〕では10本は1cm2、 15本は1mm2をとっている。破損燃料検出装置で検出されるウランの表面積は1mm2程度であるので、このような計算仮定は十分安全側にあるといえる。
(ii)ウランの酸化量は空気の混入率の影響が大きいが、本発電所においては空気の混入を防ぐため9-(1)-(c)に述べたような緊急時炭酸ガス注入装置を設けており、〔ケースI〕では事故後10分間は空気混入率50%とし、その後は10t/時で炭酸ガスを注入して空気を追いだすと仮定し、〔ケースII〕では事故後2時間は混入率50%とし、炭酸ガス注入系が働き、終局的にも10%の空気混入率と仮定して計算を進めている。
(iii)事故時の燃料ウラン温度としては、〔ケースI〕では10分間は炉内流量を零としその後炭酸ガス循環装置の補助駆動装置が動作し、 1.3%の流量を確保しうるものとして燃料被覆最高温度を求め、これよりさらに50℃高い温度をとり,〔ケースII〕では事故後2時間は600℃としその後上記補助駆動装置が動作し、24時間で350℃となると仮定している。
以上のような仮定のもとに酸化するウラン量は、
〔ケースI〕 5.4gr
〔ケースII〕 185gr
となり、放出されるヨウ素のキュリー数は、
〔ケースI〕 0.65キュリー
〔ケースII〕 25キュリー
となる。 〔ケースII〕は、実際には起こりえないような苛酷な条件をもととして算出された数値であると考えられるが、次項の災害の推定にあたっては安全をとる見地から〔ケ-スII〕の数値によった。
(b)災害の程度
(i)このような最悪事故時の分裂生成物の放出に際しては、英国気象局の方法を用い最悪の気象条件として風速0.5m/秒、安定気温分布をとり、沈着速度(チェンバレンの定義による)を2.5cm/秒ととって計算した影響範囲の推定方法は現在のところ実用上やむをえないものと認められる。
(ii)また、このような計算に際して周辺一般公衆の幼児に対する放射性ヨウ素の甲状腺に与える影響を最大と考え、この被ばく限界を25remととって一時的退避および食物摂取制限の可能性について推定試算した方法は、問題を最悪の条件のもとに評価したものと考えられる。
(iii)以上の計算結果によれば、最悪気象条件下における最悪事故の発生の際において、周辺一般公衆特に幼児の一時立退きの必要範囲は原子炉設置予定地点から風下440mの距離内にとどまり、民有地にまで及ばないからまったく支障はないものと判断される。
いま、かりにこの影響範囲を2倍の距離にとってみても、このような事故時において一般公衆はもちろん幼児すら一時的な退避の必要性はほとんどないものと思われる。
(iv)また上述の最悪条件下では、一部農作物に一時的摂取制限の必要が生じる可能性もあり、その範囲は原子炉敷地から風下約1kmになる。これは幼児に対する制限であり、大人に対しては支障はなく、適切な事後処理によって安全を十分に確保することができると認められる。
(4)本申請書では、コンテナーを設けない計画となっている。この点の可否を検討した結果、本原子炉においては、その本来の特性に加えて特に緊急停止装置ならびに緊急冷却装置が付加されているので、前記の事故評価の結果からみても十分の安全性が保たれ、コンテナーに関する上記の考え方は妥当なものと認められる。
10.技術的能力
(1)日本原子力発電株式会社は、昭和32年11月実用規模の発電用原子炉を輸入し、原子力発電所の建設、運転操作、これに伴う電気の供給の事業を営むことを目的として設立されたが、設立にあたっては、その事業内容等を考慮して、各電力会社からすでに2年ないし3年にわたって原子力発電に関する調査研究を行なった技術者を受け入れて技術陣の主体を構成し、現在、約70名の技術者が原子力発電所建設の技術面を担当している。
また本発電所の建設にあたって、その設計と建設工事の大半を行なう英国のGECは現在英国のハンクーストーンに同種の原子力発電所を建設中であり、英国型原子力発電所の設計と建設に豊富な経験を有していると思われる。さらに日本原子力発電株式会社としては、この種原子力発電所の建設に豊かな技術的経験を持つ英国原子力公社と技術援助契約を結んでその指導、助言を受け、建設に万全を期する体制にあるので、日本原子力発電株式会社にその原子炉を設置するために必要な技術的能力があると認められる。
(2)この原子力発電所の運転管理体制については、現在大学卒の技術者約55名、工学高校卒の補助者約85名、計約140名を計画しているが、これはこの原子力発電所と同程度の英国のハンターストーン原子力発電所の運転管理の人員(1基分)とほぼ同数である。また現職員のうちすでに6名が英国等において原子炉の運転管理技術を習得して帰国し、そのうち1名は原子炉主任技術者の資格を有している。現在5名が留学中であるが、さらに今後運転開始の時までに、英国原子力公社の技術指導と約50人の技術者の英国における実地訓練が予定されているので、原子力発電所の完成予定時である昭和39年6月までには、原子炉の運転に必要な技術的能力は十分確保されるものと認められる。
