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東京電力(株)福島原子力発電所原子炉の
設置に係る安全性について

−原子炉安全専門審査会報告−


昭和41年11月2日

原子力委員会
 委員長 有田 喜一殿

原子炉安全専門審査会
会長 向坊 隆

東京電力株式会社福島原子力発電所原子炉の設置に係る安全性について

 当審査会は、昭和41年7月19日付41原委第125号(昭和41年10月27日付41原委第260号をもって訂正)をもって、審査の結果を求められた標記の件について、結論を得たので報告します。

 T 審査結果

 東京電力株式会社が、商業発電を目的として福島県双葉郡に設置しようとする低濃縮ウラン、軽水減速、軽水冷却の沸騰水型原子炉に関し、同社が提出した「福島原子力発電所原子炉設置許可申請書」(昭和41年7月1日付け申請および昭和41年10月27日付け訂正)に基づいて審査した結果、本原子炉の設置に係る安全性は十分確保し得るものと認める。

 U 審査内容

1 設置計画の概要
 本原子炉の立地条件および施設の概要は次の通りである。

1.1 立地条件
(1)敷地および周辺環境
 敷地は、福島県双葉郡大熊町および双葉町にまたがる標高約35mのほぼ平坦な丘陵地帯で東は急しゅんな断崖となって太平洋に面している。

 その広さは、約3,000,000m2でそのほとんどは山林・原野である。

 原子炉は、敷地のほぼ中央・海岸沿いの地帯を標高約10mに整地して設置される。

 原子炉から海岸線までの距離は約80m、敷地境界までの距離は、北西側の最も近い場所で約900m、その他は1,000m以上である。

 周辺には、北西約1kmに細谷、南西約1.4kmに夫沢の部落があるが、原子炉から半径5km以内の人口は約9,600人、10km以内では約35,000人である。

 敷地に近い主な都市には、いわき市(南方約40km)、郡山市(西方約60km)および福島市(北西約60km)がある。

(2)地質
 敷地附近の地質は、新第三紀鮮新世の相馬層群の上層である富岡層(層厚約200〜400m)と、これを覆う洪積世の海岸段丘堆積層(層厚5〜10m)から構成されている。

 原子炉建設用地として整地される標高10m附近は、固結度の低い砂岩層であるが、原子炉建家等の主要建物は、標高-4m附近の泥岩層に直接設置される。

 この泥岩層は、比較的粗粒で部分的に黒雲母などを含有しているが、岩質は堅硬で、支持地盤として十分な耐力を有する。

(3)海象
 敷地沖合は、黒潮、親潮分流の影響を受け、複雑な流れを形成している。現地における調査の結果によると、附近沿岸流の流向および流速は、一定しないが、概して南から北への微流が多い。

 波高は、水深約10mにおいて最高約8mという記録(昭和40年台風28号)がある。

 現地における潮位は、観測されていないが小名浜港(敷地南方約50km)における観測記録によれば、チリ地震津波時(昭和35年)最高3.1m、最低-1.9mで、平常時における干満の差約1.5mである。

(4)気象
 敷地における1年間の観測結果によれば、年間を通じて西、西北西、および北北西の風が卓越し、その出現頻度は、それぞれ12%弱である。

 また、静穏状儀の年間出現頻度は、4.5%程度で、静穏出現回数の80%は、継続時間が1時間以内である。

 大気の安定状態(英国気象局法によるEおよびF型)の出現頻度は、年間約20%で、このときの風はほとんど海の方向に吹いている。

 逆転層の出現頻度は、年間約75%であるが、排気筒の高さより上に逆転層が存在する気象状態の年間出現頻度は、1%程度にすぎない。

(5)地震
 過去の記録によると、福島県近辺は、会津附近を除いて全国的に見ても地震活動性(サイスミシティ)の低い地域の1つにあたっており、特に原子炉敷地附近は、地震による被害をうけたことがない。

 また、敷地の地盤条件も良好であるので地震が建物等に与える影響は小さいものと推定される。

(6)水利
 敷地内には、小さなけい流や、沼沢は存在するが、利用できる主要な淡水源は深層地下水でその流動水全量は、ほぼ3,000m3/dayと推定されている。本原子炉に必要な淡水量約1,000m3/dayは、深井戸数本を設置することにより確保される。

 復水器冷却用水には、防波堤内に設けられた取水口により海水が取られ、南側防波場外に放出される。

1.2 原子炉施設
 本原子炉は、熱出力約1,200MW(電気出力約400MW)の直接サイクルの強制循環沸騰水型である。

 炉心部は、円筒形鋼製圧力容器に収められている。

 燃料としては、低濃縮二酸化ウランをジルカロイで被覆した燃料棒を7×7組立てた集合体約400個が使用され、その装荷量は、ウラン約79トンである。

 制御棒は、ボロンカーバイド粉末を充填したステンレス鋼管を十字形に配列したもので、圧力容器の下方から水圧により駆動される。

 冷却系は、給水系、再循環系および主蒸気系からなっているが、再循環系にはジェットポンプが採用されている。

 再循環系は、原子炉圧力容器内に設けられた20個のジェットポンプと2系統の外部再循環回路からなり、外部再循環回路には、ジェットポンプを駆動するために高揚程の再循環ポンプがそれぞれ設けられている。炉心冷却水は、再循環ポンプにより、加圧されて圧力容器に送られ、ジェットポンプノズルから噴出し、圧力容器内の再循環水を吸引合流して、炉心を冷却する。

 原子炉の制御は、制御棒の操作および一次冷却材再循環流量の調整によって行なわれる。

 圧力容器、再循環回路等原子炉の主要部分は、鋼製格納容器に収められている。

 格納容器は、ドライウェルとサプレッションチェンバを備えた圧力抑制型で、原子炉建家内に設置される。

 そのほか、放射性廃棄物処理施設、放射線管理施設等が設けられる。

 2 安全対策
 本原子炉は次のような種々の安全対策が講ぜられることとなっており、十分な安全性を有するものであると認める。

2.1 核、熱設計および動特性
(1)核、熱設計
 超過反応度は、第1炉心(濃縮度約2.2%)の初期には約25%△K/Kとなるが、ポイズンカーテンを炉内に装荷することにより、最大約14%△K/Kに抑えられる。ポイズンカーテンは、最初の燃料取替時に全部取り出される。

 第2炉心以降は、濃縮度2.5%の燃料を装荷する計画であるが、その場合も可燃性ポイズンの使用等により、超過反応度は最大約15%△K/Kに保つことにしている。

 炉心冷却水の圧力および温度は、定格出力運転時において、それぞれ約70kg/cm2および約285℃であり、炉心出口における冷却材の平均蒸気重量率は、約10%である。

 100%出力運転時において、燃料の最高被覆温度および最高中心温度は、それぞれ約290℃および2,050℃で、この時の最小限界熱流束比(MCHFR)は、約2.7である。

 かりに、過渡的に120%に出力が上昇した場合でも、燃料の最高中心温度は、約2,500℃で、溶融点よりかなり低く保たれ、最小限界熱流束比(MCHFR)は、1.5以上である。

 沸騰水型の原子炉は、すでにいくつか建設され、運転経験も得られているので、実証的な資料があり、これらの計画値は、十分信頼できると考える。

(2)動特性
 本原子炉は、ドップラ効果、冷却材のボイド効果等により負の反応度出力係数をもち、制御棒の操作等に起因する反応度の外乱に対して、自己制御性を有している。

 反応度帰還による原子炉系の安定性は、再循環流量による出力の制御範囲を制限する(100%再循環流量に対する出力の100〜75%)ことによって、炉心寿命の初期においても十分維持される。

 再循環系の1系統のみで運転を継続する場合には、安定性が低下するおそれがあるが、出力を制限することによって、安全に対処することができる。

2.2 燃料
 燃料棒は、二酸化ウランペレットを長さ約4mのジルカロイ-2焼なまし材の被覆管(肉厚約0.9mm)に入れたものである。

 集合体中での各燃料棒の支持は、上端を長さ変化に対して自由としており、なまし材の使用とともに曲り防止に役立つようになっている。

 被覆管の材質および肉厚は、この燃料の使用寿命中の腐食および水素吸収に対して妥当と考えられ、管内の自由体積も燃料集合体最高燃焼度約27,000MWD/Tに応じるように配慮されている。

 しかし、有効長さ約3.7mという長尺燃料は、現在まで内外ともに実用経験が乏しい上に、期待燃焼度もかなり高いので、これに対しては、上記の設計上の配慮に加えて、燃料加工中の品質管理を十分行なうことになっている。

 また、一次冷却水および気体廃棄物の放射能濃度を監視することにより、燃料の破損を発見できるようになっている。

2.3 計測および制御系
(1)核計測系
 核計測については、検知器が炉心の全域に配置され、炉心内の局部的な中性子束上昇が検知できるように設計される。

 なお、詳細設計にあたっては、その信頼性の確保について十分配慮されることになっている。

(2)安全保護系
 安全保護系は、電源喪失、回路の断線等に対してフェイルセイフな設計であり、中性子束、原子炉圧力、原子炉水位等の重要な検出要素については、独立した検知回路が多数重複して設けられ、安全動作の確実性を高めるよう配慮されている。

(3)反応度制御系
 制御棒の反応度抑制効果は、合計約18%△K/Kで、常に3%△K/K以上の停止余裕がある。また全制御棒が挿入されている状態での制御棒1本の効果は、2%△K/K以下であるので、制御棒は、その1本が引き抜かれた状態でも原子炉を停止させる能力をもっている。

 制御棒は、水圧式駆動機構により下方から操作される。スクラム動作は、制御棒ごとに設けられたアキュムレータの水圧によって行なわれるが、その圧力が低下した場合には、炉内圧力により行なわれる。スクラム動作に必要な弁は、空気系によって操作されるが空気圧の低下に対してフェイルセイフな設計となっている。この方式については、使用経験によって信頼性が確かめられている。

 このほか、後備停止装置として手動の液体ポイズン注入系があり、単独で炉を停止させる能力をもっている。

 以上のような配慮がなされているので、いかなる場合でも、原子炉の停止は確実に行なわれると考える。

 また、制御棒には、誤って炉心から脱落した場合の速度を制限するために、落下速度リミッタが設けられる。

 圧力容器の下側には、制御棒駆動機構シンブルが破損しても、制御棒が逸出しないように、シンブル支持機構が設けられる。

(4)制御棒操作
 制御棒の操作は、運転員が所定の手順に従って行なうが、操作手順は、安全上、制御棒1本当りの効果が過大とならないように定められる。

 運転員の誤操作に対しては、後備保護装置として制御棒価値ミニマイザが設けられており、誤動作は、自動的に阻止される。

 従って、このような制御棒操作パターンにおいては、誤って制御棒が炉心から抜けても、付加される反応度は、2.5%△K/Kをこえることはない。

 なお、操作手順およびミニマイザのシーケンスの詳細については、未定であるが、炉心の詳細設計と実験データに基づいて、運輸開始までに慎重に検討されることになっている。

 また、ミニマイザが安全上重要な役割を演ずるのは、起動時のような低出力時であるので、起動に先立ってミニマイザの点検を慎重に行なうとともに、運転中にも定期的に点検し、その信頼性を確保することになっている。

(5)出力制御系
 炉心冷却材の圧力は、初圧調整装置により常に一定に保たれるが、冷却材流量は、再循環ポンプの回転数を制御することにより調整される。すでに、述べたように、流量調整による出力制御範囲は、原子炉系の安定性を考慮して定められる。

 炉内の中性子束が流量に対応して定められた許容限界をこえるとインタロックによって制御棒の引き抜きは阻止されることになっている。

(6)中央制御室
 中央制御室には、原子炉施設の運転に必要なすべての計測制御装置が設備されており、事故時においても運転員が安全に所要の措置をとり得るように遮蔽、換気等の放射線防護上の配慮がなされている。

2.4 原子炉冷却系
(1)圧力容器、配管等の設計法
 圧力容器、配管等は、わが国の法令に定める基準を満足するように設計される。また、材料の疲労、応力集中等について解析を行ない、これらに十分耐えることを確認することになっている。

 さらに、圧力容器は圧力を受けている間は、容器の温度をNDT+33℃以上に保つようにし、必要があるときは所内ボイラーで加熱出来るようになっている。なお、中性子照射によるNDT値の上昇については、圧力容器内に照射試料を挿入し監視される。

(2)ジェットポンプ
 ジェットポンプの支持は、ディフューザ下部を炉心支持構造物に固定し、スロート、ノズル等は、長さの変化を拘束しない構造としている。

 ジェットポンプの腐食および磨耗については、実験データにもとづき余裕をもった設計としているが、ノズル部分については、取替えが可能な設計となっている。

 炉内圧力、流量等の過渡的変化に対するジェットポンプの応答、ジェットポンプが原子炉の安定性に及ぼす影響等についても安全上特に支障は認められないが、詳細設計にあたっては、実験データに基づき、さらに詳細な検討を行ない、安全性の確保について十分配慮することになっている。

(3)安全弁、逃し弁、タービンバイパス系等
 格納容器内の主蒸気管には、安全弁および逃し弁が設けられ、事故時に原子炉系に生ずる異常な圧力上昇を抑えるようになっている。

 また、主蒸気管には、定格蒸気量の全量をバイパスして主復水器に導くタービンバイパス系が設けられ、タービン負荷の脱落時においても、原子炉を停止することなく、原子炉圧力を調整しうるようになっている。

 そのほか、原子炉停止後の炉心崩壊熱を除去する原子炉停止時冷却系が設けられる。

2.5 燃料取扱系
 燃料取替は、炉心上に水を張り、移動床に取り付けられた燃料つかみ器で行なわれる。このつかみ器は、電源喪失時においても燃料を落さないような構造に設計される。

 また、燃料取替時に破損燃料を検知する装置が設けられており、破損の大きな燃料は、容器に詰められる。

 さらに燃料取替中は、臨界防止のため、インタロックによって制御棒は引き抜けないようになっており、また、制御棒は、周囲の4個の燃料集合体が取り出されなければ、取り出すことができないような構造になっている。

 使用済燃料プールは原子炉建家内に設けられ、炉心装荷量および1回取出し量以上の燃料ならびに使用済制御棒等を貯蔵する能力を有するように設計され、かつ冷却、浄化、臨界防止、漏水防止等について十分配慮されることになっている。

2.6 廃棄物処理系
(1)気体廃棄物
 本原子炉より発生する気体廃棄物のほとんどは、一次冷却系からのもので、ガス減衰タンク(1日分の貯留容量のもの2基)およびフィルタを通して、放射能レベルの連続測定後、標高約10mの台地上に設けられた高さ約120mの排気筒から放出される。
(2)液体廃棄物
 液体廃棄物は、液体廃棄物処理施設で処理される。汚染された廃水は、低レベルのものを除き、原則として放出されない。

 冷却系およびタービン系からの高レベルの機器ドレンはフィルタおよび脱塩装置によって処理され、補給水として再使用される。

 各建物の床ドレンはフィルタを通してサンプルタンクに貯留され、放射能レベル測定後放出されるか、または機器ドレン廃液の処理系へ送られる。

 樹脂再生の際に生ずる廃液は、一般に高レベルであるので、中和後、濃縮、固化される。

 低レベルの液体廃棄物は、復水器冷却水で希釈して放出される。

(3)固体廃棄物
 高レベルの使用済制御棒、ポイズンカーテン、燃料チャネルボックス等は、使用済料貯蔵プールに貯蔵される。その他の固体廃棄物は、ある期間貯蔵タンクで減衰させた後、固化し、ドラム缶詰めにして、固体廃棄物置場に一時保管され、処分される。

2.7 放射線管理
(1)放射線遮蔽等
 放射線遮蔽は、従業員の作業時間に応じ、その被ばく線量が現行法規に規定された許容値を十分下まわるように設計される。

 換気系は、主要な場所ごとに別系統となっており、事故時における放射能汚染の拡大防止等について十分配慮されることになっている。

(2)廃棄物の放出管理
 気体廃棄物は、放出に先だって放射能レベルが連続的に測定される。測定の結果、放射能が高い場合には、排気筒からの放出は一時中止されガス減衰タンクに貯留され、気象条件を考慮して放出される。

 最高放出率は、1日平均で、50mCi/sec(γ線エネルギー0.17Mev相当)に抑えられるが、放出される放射能の量は、できる限り低く抑えることにしている。

 液体廃棄物は、復水器冷却水で希釈され、その濃度は、法令に定める許容値以下にすることにしている。

 固体廃棄物は、これを海洋投棄する場合には、関係官庁の承認を受けることにしている。

(3)放射線監視
 敷地内における放射線監視は、固定モニタによる中央制御室での連続監視、移動モニタによる定期監視、サンプリング測定等によって行なわれる。また個人の被ばく管理に必要な機器も備えられる。

 敷地外における放射線監視については、敷地境界周辺と敷地外の集落とにそれぞれ数個所モニタリングポストが設けられ、さらに放射能観測車も備えられる。周辺一般公衆の被ばく線量が、法令に定める許容値を越えないことを常に確認することになっている。

2.8 原子炉の非常冷却
 通常の原子炉冷却機能が失われるような事故時においても、原子炉停止後の炉心崩壊熱を除去しうるように、次のような配慮がなされている。

(1)非常用復水器
 非常用復水器が2基設けられ、主復水器が利用できない場合にも、炉心崩壊熱を除去することができるようになっている。

(2)炉心スプレイ系
 炉心スプレイ系が設けられ、再循環回路破断等の事故で炉心冷却水が逸出した場合にも、燃料が崩壊熱で過熱溶融するのを防止できるようになっている。この系は、完全に独立な2系統からなり、非常用電源にも接続される。

2.9 放射性物質の放出防止
 事故時においても、周辺環境に大量の放射性物質が放散されないように、次のような配慮がなされている。

(1)圧力抑制型格納容器
 圧力容器、再循環回路等を完全に取り囲む格納容器が設けられる。

 格納容器は、ドライウェルおよびそれにつながるサプレッションチェンバからなる圧力抑制型であり、再循環回路破断等の事故によって、炉心に蓄積された放射性物質が原子炉建屋へ漏洩するのを抑制するようになっている。

 また格納容器には不活性ガスが充填され、事故に伴うジルコニウム-水反応によって発生する水素の燃焼を防止するようになっている。

(2)格納容器冷却系
 サプレッションチェンバ内のプール水をドライウェル内にスプレイできる格納容器冷却系が設けられ、格納容器の圧力抑制効果を高めるようになっている。

 なお、この系は、完全に独立な2系統からなり、非常用電源にも接続される。

(3)隔離弁等
 主蒸気管には、ドライウェル壁貫通部の両側に隔離弁が設けられ、主蒸気管破断等の事故によって周辺環境に大量の放射性物質が放散されないようになっている。

 なお、この隔能弁は十分短い時間(4〜8秒)で閉止できるように設計されるが、さらに主蒸気管には、破断事故時に冷却材の放出量を制限する流出制限器が設けられる。

(4)非常用ガス処理系
 原子炉建家内は、常時負圧に保たれており、事故時に格納容器から漏洩してくる放射性物質は、非常用ガス処理系で濾過して、排気筒から放出され、直接周辺環境に放散されるのを防止するようになっている。

 非常用ガス処理系は、ファン、湿分除去装置、粒子用高効率フィルタおよびチャコールフィルタより構成され、定期的にその性能を確認できるように設計されている。

 なお、この系は、完全に独立な2系統からなり、非常用電源にも接続される。

2.10 安全防護設備の機能確保
(1)非常用電源
 原子炉施設に必要な電力は、主発電機または275KV母線から供給されるが、予備電源として66KV系送電線からも受電できる。これらの電源がすべて喪失しても、原子炉施設の安全確保に必要な電力は、ディーゼル発電機および所内バッテリ系から供給できるようになっている。

(2)保守点検
 計測および制御系、液体ポイズン注入系、炉心スプレイ系、格納容器冷却系、非常用ガス処理系および各種の弁類は、原子炉施設の耐用期間を通じて運転中あるいは停止中に点検または試験し、その機能を確認できるように設計される。

2.11 耐震上の考慮
 原子炉施設は、原則として剛構造とし、重要な建物、構築物は直接岩盤に支持される。すべての施設は、安全上の重要度に従って、A、As、BおよびCの4種のクラスに分類されそれぞれに応じて耐震設計が行なわれる。

 このような方針に従い、以下に述べるように設計された建物、構築物、機器、配管類は敷地における地震活動性、地盤状況等からみて耐震上安全であると考える。

(1)設計震度等
(i)AクラスおよびAsクラス
 原子炉、原子炉建家等のように、その機能喪失が原子炉事故をひきおこすおそれのある施設、および周辺公衆の災害を防止するために緊要な施設は、Aクラスとする。

 建物、構築物の耐震設計は、基盤における最大加速度が少くとも0.18gの地震波により動的解析を行なって求められる水平震度ならびに建築基準法に示された水平震度(この場合、地域による低減は行なわない)の3倍を下まわらない値によって行なう。

 鉛直震度は、建物、構築物の高さ方向に一定とし、それらの基礎底面における水平震度の1/2を下まわらない値とする。この場合、水平および鉛直方向の地震力は、同時に作用するものとする。

 機器、配管類の水平震度は、上記の地震波に対する動的解析によって求められる値とし、かつ据付位置における支持構築物の水平震度の1.2倍を下まわらない値とする。鉛直震度は、建物、構築物に対する値をとり、水平および鉛直方向の地震力は同時に作用するものとする。

 また、それらの振動によって生ずる変位、変形は、機能保持に支障のないものとする。格納容器、制御棒駆動機構等のように安全対策上特に緊要な施設は、Asクラスとし、それらについてはAクラスの扱いのほかに、その機能が保持されることを確認するために、基盤における最大加速度が少くとも0.27gの地震波による動的解析を行なう。

(ii)Bクラス
 タービン系、廃棄物処理系等のように高放射性物質に関する施設はBクラスとする。

 建物、構築物の水平震度は、建築基準法に示された震度(この場合、地域による低減は行なわない。)の1.5倍を下まわらない値とする。

 機器、配管類の水平震度は、据付位置における支持構築物の震度の1.2倍を下まわらない値とし、共振するおそれのあるものについては、動的に検討する。

 また、それらの振動によって生ずる変位、変形は、機能保持に支障のないものとする。

(iii)Cクラス
 その他の施設は、Cクラスとし、その水平震度は、建物、構築物については建築基準法に示された値を下まわらないものとし、機器、配管類については、耐震設計を必要とする場合、据付位置における支持構築物の震度の1.2倍を下まわらない値とする。
(2)設計法
 建物、構築物については、前記(1)の設計震度等を適用し、建築基準法に準拠して耐震設計が行なわれる。機器、配管類については、運転時の応力と地震力による応力を加え合せた場合について応力集中および材料の弾性、そ性等を考慮した解析により耐震設計が行なわれる。

 また、格納容器については、前記(1)の(i)で述べたことのほか設計用地震時応力と事故時内圧との組合わせに対してもその機能を保持することが確認される。

 なお、炉心支持構造物等の支持方法については、詳細設計にあたって十分配慮されることになっている。

 3 平常運転時の被ばく評価
 平常運転時における被ばく線量の評価は、次のとおりであり、敷地周辺の公衆に対して放射線障害を与えることはないものと認める。

3.1 気体廃棄物
 放射性廃棄物の放出に当っては、周辺監視区域外における被ばく線量が、許容値(500mrem/year)をこえないように管理することは勿論であるが、安全対策の項で述べたように、被ばく線量をできる限り低く抑えることにしている。

 放出率は、1日平均で最高50mCi/sec(γ線エネルギー0.17Mev相当)に抑えることとしているが年間平均では1桁以上下まわることが期待できる。

 いまかりに50mCi/sec(γ線エネルギー0.17Mev相当)で連続的に放出するとして、年間の気象データを考慮し、γ線およびβ線による年間積算線量を計算すると、敷地外において線量が最大となる地点は、排気筒の南方約1.2kmの敷地境界上となり、その値は、37mrem となる。

 これらの結果からみても、敷地外における被ばく線量は、許容値をはるかに下まわるものと考える。

 なお、敷地内外において、所要の放射線監視が行なわれているので、もし許容値をこえるおそれがあれば、事前に察知して適切な措置を講ずることができると考える。

3.2 液体および固体廃棄物
 安全対策の項で述べたように、液体廃棄物の放出および固体廃棄物の廃棄については、十分な安全対策を講ずることになっている。

 4 各種事故の検討
 本原子炉において発生する可能性のある反応度事故および機械的事故について検討した結果、それぞれ次のように対策が講ぜられており、本原子炉は、十分安全性を確保し得るものであると認める。

4.1 反応度事故
(1)起動事故
 運転手順または制御棒価値ミニマイザにより、反応度付加は2.5%△K/K以下に抑えられているので原子炉起動時に、誤って制御棒1本を最大引抜速度で連続的に引き抜いても、核的逸走は負の出力係数で抑えられ、かつ、高中性子束スクラムで原子炉は停止する。

 この事故で燃料被覆の破損には至らない。

(2)運転中の制御棒引抜事故
 定格出力運転中に、誤って制御棒1本を連続的に引き抜くと、インコアモニタ系により中性子束上昇が検出され制御棒引き抜きはブロックされる。この事放で、燃料被覆の破損には至らない。

(3)制御棒落下事故
 制御棒が駆動軸から分離して炉心内にとどまっていた場合、それが臨界状態の炉心から脱落しても、制御棒効果は、2.5%△K/K以下に抑えられており、落下速度はリミッタで制限されている。

 核的逸走は負の出力係数で抑えられ、かつ、高中性子束スクラムで原子炉は停止する。この事故により燃料被覆の一部は破損することも予想されるが、核分裂生成物は一次冷却系内に保留される。

(4)制御棒退出事故
 制御棒駆動機構シンブルがかりに破損してもその下側にシンブル支持構造物を設けているので、制御棒の移動距離が短く、反応度の大きな付加はない。この場合、ドライウェル圧力上昇によるスクラムで原子炉は停止する。

(5)冷水事故
 原子炉を再循環系1系統で部分負荷運転中、停止している外部再循環回路の冷水が誤って炉心に流入しても、燃料被覆の破損には至らない。

4.2 機械的事故
(1)冷却材流量喪失事故
 運転中に再循環ポンプ1基の軸が破損すると全体の流量は低下するが、直ちに出力も低下するので、燃料被覆の破損には至らない。

 また、停電により再循環ポンプ2基が同時に停止しても、系の慣性による自然循環があり、流量低下に伴う出力低下および停電によるスクラムにより、燃料被覆の破損には至らない。

(2)冷却材喪失事故
 運転中に原子炉容器に接続されている配管が破損すると、ドライウェル内に冷却水が漏れて原子炉水位低、またはドライウェル圧力高スクラムで原子炉は停止する。

 再循環回路の破断のような大事故のとき冷却水が喪失して炉内圧が低下すれば、炉心スプレイ系が作動して燃料の過熱を抑える。この事故により燃料被覆の一部が破損しても、燃料棒から放出される核分裂生成物は、その量が僅かで、圧力抑制型の格納容器内に保留される。

そこから、原子炉建家内に漏洩したものは排気筒へ導かれる前に非常用ガス処理系で濾過される。

(3)主蒸気管破断事故
 主蒸気管がドライウェル外の箇所で破断しても、冷却材の放出流量は、流出制限器で制限され、かつ、流出制限器における流量増加信号等によって、主蒸気隔離弁が急速に閉止し、冷却材の放出は短時間で止まる。主蒸気隔離弁閉スクラムで原子炉も停止する。

 また冷却材中の放射能濃度は通常低く抑えられているので、冷却材とともに大気中へ放散される核分裂生成物の量は僅かである。

(4)燃料取扱事故
 燃料取替は水中で行われるが、取扱系の故障によって使用済の燃料集合体1個が落下し、そのすべての燃料棒が破損しても、核分裂生成物のうち原子炉建家内へ放散されるものは、その量がごく僅かで、しかも、排気筒へ導かれる前に非常用ガス処理系で濾過される。

(5)電源喪失事故
 常用所内電源がすべて喪失した場合には、安全系も停電するので、原子炉はスクラムされる。その後の原子炉の冷却は、非常用復水器によって行われる。一方、安全上重要な機器の操作に必要な電力は、ディーゼル発電機および所内バッテリ系から供給される。

(6)その他機器類の故障
 制御棒駆動系の故障、弁類の故障、非常用復水器の破損、給水系の故障、主復水器の真空度低下、計器用空気の喪失、初圧調整装置の故障等があっても、いずれも十分に対策がなされている。

 5 災害評価
 本原子炉はすでに述べているように、種々の安全対策が講ぜられており、かつ、各種事故に対しても検討の結果、安全を確保し得るものと認めるが、さらに「原子炉立地審査指針」に基づいて重大事故および仮想事故を想定して行なった災害評価は次のとおりで、解析に用いた仮定は妥当であり、その結果は、立地指針に十分適合しているものと認める。

5.1 重大事故
 重大事故として冷却材喪失事故、主蒸気管破断事故およびガス減衰タンク破損事故の三つの場合を想定する。

(1)冷却材喪失事故
 圧力容器に接続している最大口径の配管である再循環回路(外径約60cm)1本が瞬時に完全破断し、冷却材が放出されると仮定する。

 解析の結果では、炉心スプレイ系が作動してその噴霧冷却により燃料の溶融は生じないが、燃料棒本数の45%は、過熱のため、被覆の一部に破損がおこる。また事故後のドライウェル圧力は、十分低く抑えられ、約1日後には大気圧にもどる。
 そこで、核分裂生成物の放散過程に従って次の仮定を用いて線量を計算する。
@全部の燃料棒の被覆に破損があったとし、500日間全出力運転後の炉心に内蔵されている核分裂生成物中の沃素の0.5%、希ガスの1%がドライウェル内へ放出される。
 この場合、沃素については、壁面等に吸着される割合を50%、空気-水相の分配係数を100とするが、沃素のうち、10%は有機状のものとしてこれらによる低減を期待しない。

Aドライウェルから、1日間にわたって0.5%/dayの漏洩がある。

B非常用ガス処理系では、湿分除去により相対湿度を30%以下に下げ、チャコールフィルタで濾過することになっているので沃素全体に対する濾過効率を90%とする。

C核分裂生成物は、原子炉建家から換気率100%/dayで、排気筒を通し放出される。

D大気中の拡散に用いる気象条件は、排気筒の高さ、現地の気象データ等をもとに「原子炉安全解析のための気象手引」(以下気象手引という)を参考にして、高さ100m以下均一分布、拡散幅300、有効拡散風速1.5m/secとする。
 以上の解析の結果、大気中に放出される放射能は、全沃素が約10Ci(131T換算、以下同様)希ガスが約960Ci(0.5Mev換算、以下同様)である。

 敷地外において線量が最大となる原子炉から約1kmの地点における線量は甲状腺(小児)に対して約0.3remおよび全身に対して約2.6mremとなる。

(2)主蒸気管破断事故
 ドライウェル外で主蒸気管(外径約40cm)1本が瞬時に完全破断し、冷却材の気水混合物が大気中に放出されると仮定する。隔離弁の閉止時間は8秒、放出流量は、流出制限器によって定格流量の約200%に制限されるものとして、冷却材の放出量を解析すると、最初に蒸気約2.6トン続いて飽和水約27トンが放出される。しかし、炉心は、冷却水上に露出しない。

 そこで次の仮定を用いて線量を計算する。
@飽和水が気温33℃、相対湿度40%の大気中に放出され全部蒸発して半球状放射性雲となる。

A放出される飽和水の濃度は、原子炉運転中の冷却材放射能濃度の最高限度とすることになっている20μCi/ccである。

B半球状放射性雲は、風速1m/secで風下に運ばれる。
 以上の解析から求めた放射性雲の大きさは、半径120mであり、その放射能は、全沃素が約30Ci希ガスは約22Ciである。

 原子炉の敷地境界における線量は、甲状腺(小児)に対して約5rem、全身に対して約3mremとなる。

 これらの線量は、何れも前述の冷却材喪失事故の場合より大きいが、立地指針にめやす線量として示されている甲状腺(小児)150remおよび全身25remより十分小さい。

(3)ガス減衰タンク破損事故
 ガス減衰タンクが故損し、貯留されている放射し性気体廃棄物が一時に放出されると仮定する。

 そこで次の仮定を用いて線量を計算する。
@原子炉は、それから放出される気体廃棄物の放射能が24時間減表後の排気筒放出率に換算して50mCi/secの状態で運転されていたとする。

Aガス減衰タンク1基に1日分の気体廃棄物が貯留され終った瞬間に、その全量が放出される。

B大気中への拡散に用いる気象条件は、気象手引を参考にして英国気象局法を用い、地上放散、F型、拡散幅30°とし、またこの事故の場合は、継続時間が短いので有効拡散風速は1m/secとする。

 以上の解析の結果、大気中に放出される放射能は、希ガス約12,000Ciであり、原子炉から約1kmの地点における線量は、約300mremとなる。

 この線量は、前述の冷却材喪失事故および主蒸気管破断事故の場合より大きいが、立地指針にめやす線量として示されている全身25remより十分小さい。

 従って、めやす線量になる地点は非居住区域に十分含まれる。

5.2 仮想事故
 仮想事故として、冷却材喪失事故と主蒸気管破断事故の二つの場合を想定する。

(1)冷却材喪失事故
 重大事故の場合と同じ事故について、炉心スプレイの効果を無視し、炉心内の全燃料が溶融したと仮想する。

 この場合、炉心内にあるジルコニウムの約1/4が、水と反応し、相当量の水素が発生するが、ドライウェルには不活性ガスが充填されているので、発生水素の燃焼は防げる。

 事故後のドライウェルの最高圧力は、設計圧力より低いが、原子炉建家への核分裂生成物の漏洩時間は、長く続く。

 そこで、重大事故の場合と同様の仮定を用いて、線量を計算する。

 ただし、次の仮定は、重大事故の場合と異なっている。
@炉心の100%溶融により、内蔵されている核分裂生成物中の沃素の50%、希ガスの100%がドライウェル内に放出される。

Aドライウェルから原子炉建家への漏洩は無限に続く。

B大気中への拡散に用いる気象条件は、気象手引を参考にして、英国気象局法を用い、排気筒有効高さ100m、B型、拡散幅30°、有効拡散風速1.5m/secとする。
 以上の解析の結果、大気中に放出される放射能は、全沃素が約9,300Ci希ガス約430,000Ciである。

 敷地外において線量が最大となる原子炉から約1kmの地点における線量は、甲状腺(成人)に対して約33rem全身に対して約0.7remまた、全身被ばく線量の積算値は、約6万人・remで、めやす線量の200万人・remより十分小さい。

(2)主蒸気管扱断事故
 重大事故の場合と同じ事故について、隔離弁の閉止が遅れ、冷却材の全量約200トンが放出されると仮定する。

 この場合炉心スプレイ系の作動により燃料破損は、防止できる。

 そこで次の仮定を用いて線量を計算する。
@20μCi/ccの濃度で冷却材中に含まれる核分裂生成物の全量が、大気中に放出される。

A大気中への拡散に用いる気象条件は、気象手引を参考にして、英国気象局法を用い地上放散、F型、拡散幅30°とし、またこの事故の場合は継続時間が短いので、有効拡散風速は1m/secとする。
 以上の解析の結果、大気中に放出される放射能は、全沃素が約225Ci希ガスは、約120Ciである。

 敷地外において線量が最大となる原子炉から約1kmの地点における線量は、甲状腺(成人)に対して約25remおよび全身に対して約0.3remになる。

 これらの線量は、いずれも前述の冷却材喪失事故の場合と同様に、立地指針にめやす線量として示されている甲状腺(成人)300remおよび全身25remより十分小さい。

 従って、めやす線量になる地点は、低人口地帯に十分含まれる。

 6 技術的能力
 申請者は、長年にわたり、原子力発電に関する調査および原子力発電所の建設準備を行なってきている。

 福島原子力発電所の設置および運転には、約110名の技術者を予定しており、これらの技術者については、日本原子力発電株式会社、日本原子力研究所または海外の原子力関係諸施設へ派遣するなど技術的能力の確保を計っている。

 なお、本原子炉の建設に当っては、経験を有するGE社が建設を行なうことになっており、さらに原子炉全般にわたる運転、保守、燃料取替計画等については、GE社の指導訓練を受けることにしている。

 これらの点から、本原子炉を設置するために必要な技術的能力および運転を適確に遂行するに足りる技術的能力があると認める。

 V 審査経過

 本審査会は、昭和41年7月25日第40回審査会において、次の委員よりなる第27部会を設置した。
 川崎 正之 (部会長) 日本原子力研究所
 伊沢 正実 放射線医学総合研究所
 大山  彰 東京大学
 小平 吉男 気象協会
 後藤清太郎 電力中央研究所
 表 俊一郎 建築研究所
 左合 正雄 東京都立大学
 高島 洋一 東京工業大学
 都甲 泰正 東京大学
 久田 俊彦 建築研究所
 牧野 直文 日本原子力研究所
 三島 良績 東京大学
 川瀬 二郎 気象庁

 同部会は、通商産業省原子力発電技術顧問会と合同で審査を行なうこととし、昭和41年7月27日第1回会合を開き、審査方針を検討するとともに、炉、環境、耐震、プラント電力の各グループを設置して審査を開始した。

 以後、部会および審査会においては、次表のように審査を行なってきたが、昭和41年10月22日の部会において部会報告書を決定し11月2日第43回審査会において、本報告書を決定した。
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