－原子炉安全専門審査会報告－

昭和42年4月12日

昭和42年4月12日

原子炉安全専門審査会
会長　向坊　隆

原子力船サバンナの本邦水域立ち入りに係る安全性について

①停泊場所から管理地帯の境界までの離隔距離が360m以上あること。

②停泊場所から非居住地帯の境界までの離隔距離が420m以上あること。

③港内停泊時の引船の用意は、事故発生後船を2時間以内に安全な距離に引き出しうるもりであること。

④遠隔びょう地から非居住地帯の境界までの離隔距離が5,000m以上あること。

⑤仮泊場所から陸岸までの離隔距離が420m以上あること。

⑥沿岸航行時および狭水路通過時の陸岸（防波堤および管理地帯を除く。）からの離隔距離が100m以上あること。

　本船は、乾舷甲板に達する10枚の水密隔壁により区画されており、任意の相隣れる2区画に浸水しても限界線が水没しないように設計されている。

　原子炉室の外側には縦通隔壁およびコリジョンマットを設け、さらに、その外例の甲板を増厚して、他船の衝突から原子炉施設を保護している。

　原子炉室下部の2重底内には肋板および桁板を密に設け、座礁した場合に内底板が損傷しないよう考慮を払っている。

　さらに、本船には横揺れを軽減するために、ひれ式動揺安定装置が設けられ、また、横方向の非対称の浸水を少なくするため、所要の位置にクロス・フラッデイグ・ダクトが設けられている。

　本船は、海上人命安全条約の最高基準に従った防火構造を採用し、火災探知および警報装置ならびに炭酸ガス消火装置が設けられている。

　操舵機は、独立した2系統の動力および油圧装置を持ち、操舵室およびドッキングブリッジから操作することができる。

　原子炉による推進が不可能になった場合にそなえて、補助ディーゼル発電機を電源とする逆転可能な帰港用モーターを装備しており、6.5ノットの速力を保持することが可能である。

（1）核・熱設計
　本原子炉は、加圧水型に固有な自己制御性を有する。

　1次冷却材の圧力および平均温度は、それぞれ122kg／cm²および264℃であるが、出力が定格出力の120％に上昇した過渡状態でも燃料の最高中心温度は2,650℃であり、最小限界熱流束比は2.2以上である。

　荒天時の船体運動が熱特性に及ぼす影響も極めて少さく、燃料の溶融および被覆管の焼損が生ずるおそれはない。

（2）燃料
　ステンレス鋼被覆管に2酸化ウランペレットを封入した燃料要素からなる燃料集合体は、十分な強度と耐蝕性を有するよう設計されている。

　また、1次冷却水および気体廃棄物中の放射性物質の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。

（3）制御系
　安全保護系は、電源喪失、回路の断線などに対してフェイルセイフな設計であり、核計装、プロセス計装等の重要な検出要素については検知回路が多重化され、安全動作の確実性を高めるよう配慮されている。

　制御棒の反応度抑制効果は、合計約13.7％△k／kで常に2％△k／k以下の停止余裕がある。

　また、全制御棒が挿入されている状態での制御棒の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持っている。

　制御棒は、電気機械式駆動装置によって上方から操作される。

　スクラム動作は制御棒ごとに設けられた油圧シリンダによって行なわれる。

　スクラム動作に必要な弁は電磁式であり、安全保護系の電源に対してフェイルセーフな設計となっている。

　この方式については、船体傾斜を模擬した陸上試験によっで性能および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、運転温度で停止している原子炉を冷態停止に導きう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られる。

　加圧器は、通常の負荷変動により生ずる1次冷却材圧力の変動を制限された範囲内に制御する機能を有する。

　また、加圧器上部には安全弁および逃がし弁を設けて、1次冷却系に発生する異常圧力上昇を制限する。

　原子炉施設の運転は、機関室後部の中央制御室から行なわれるが、事故時には非常用制御室からも運転員が適切な措置をとりうるよう配慮されている。

（4）圧力容器および1次冷却系配管
　圧力容器、配管等は、米国の関連法規および米国船級協会の規定にしたがい設計、製作および検査されたものであり、検討の結果、これらの規定は、わが国の動力炉に適用されているものと比較して妥当なものと認められる。

（5）原子炉冷却系
　事故時においても原子炉の熱除去が完全に行なえるよう1次系小形キャンドポンプ、海水ポンプ、冷却器等よりなる非常用冷却系統が設けられている。

　ポンプの電源は主電源の喪失と同時に起動する非常用ディーゼル発電機から供給される。

（6）廃棄物処理

（i）気体廃棄物
　原子炉格納容器内の原子炉系機器からの気体廃棄物は、格納容器ドレンタンクに集められ、2重に設けられた弁を通して格納容器外のマニホールドに放出される。

　格納容器外の原子炉系機器からの気体廃棄物は直接マニホールドに放出される。

　マニホールドに放出された気体廃棄物は、原子炉室換気系に入り、フィルターによりろ過され、放射能レベルの連続測定後、マストに取りつけられた排気口（高さ海面上約28m）から大気中に放出される。

（ii）液体廃棄物
　原子炉機器からの液体廃棄物のうち、高レベルのものは耐衝突構造内に設けられた廃液貯蔵タンク・格納容器ドレンタンクなどの各種タンクに貯蔵され、低レベルのものは2重底タンクに貯蔵される。

　船底外板と内底板との間は中間板により上下に2分されており、2重底タンクはその上の部分である。

　これらのタンク容量は、100日間の航海に対して十分な余裕をもっている。

　なお、液体廃棄物は本邦水域内では放出しないことになっている。

（iii）固体廃棄物
　固体廃棄物は、すべて密封包装して保管され、わが国においては処分しないことになっている。

（7）放射線遮蔽
　遮蔽は米国関連法規に従って設計されており、建造後放射線レベルの実測が行なわれ、船内および船側外の一般公衆に対する放射線レベルは、わが国で許容される値以下であることが確認されている。

（8）放射性物質の放出防止
　事故時においても、放射性物質の放出による乗員および本船周辺の一般公衆の放射線被ばくを極力抑制するため、原子炉施設の主要部分は、耐圧性の原子炉格容器に収容されている。

（i）原子炉格容器は、鋼製耐圧密閉容器であり、管、電線等の貫通部分は漏洩のないように設計されている。また、沈没時に庄潰しないよう設計されており、従って、放射性物質を放出することはない。

（ii）原子炉室換気設備
　原子炉換気設備は、フィルター装置、送風機等からなり、原子炉室を常に負圧に保ち、放射性物質の船内拡散を防止するとともに、事故時に原子炉室内に放出される放射性物質をろ過し、希釈しながらマストから大気中に放出するようになっている。

（iii）隔離弁
　原子炉格納容器を貫通する主要な配管には隔離弁を設け、事故時に放射性物質が外部に漏洩しないように設計されている。

（9）安全防護設備の機能確保
　原子炉施設に必要な電力は、2台の主発電機（それぞれ1,500kw）から供給され、予備電源として2台の補助ディーゼル発電機（それぞれ750kw）がある。

　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、非常用ディーゼル発電機（300kw）から非常用配電盤をとおして給電できるようになっている。

　その他無停電にて電力を供給すべき負荷へは、蓄電池、直交変換機および交直変換機よりなる電源から給電されるようになっている。

　通常使用の主母線は、2重母線方式になっており、また、非常用ディーゼル発電機は他の4台の発電機から離れた航海船橋甲板に配置されている。

（1）衝突
　本船に他の船舶が衝突して原子炉室の側部に食い込み、原子炉施設の主要な部分を破損し、一般公衆に放射線障害を与える大きな原子炉事故を誘発する可能性について解析した結果、この可能性はほとんどない。

　また、特に本邦水域内を航行する大型タンカー、高速大型船との関連において解析した結果、この可能性は一層少なく、港内においては全くないと認められる。

（2）座礁
　かりに座礁するとしても、原子炉室において船体が折損するとは考えられない。

　また、2重底内の低レベルタンクは、座礁により破損するおそれは少ないと思われるが、かりに破損して廃棄物が放出されるとしても、放射性物質の総量は少なく、その濃度が低いため短時日のうちに海水によって十分希釈されるので、一般公衆に放射線障害を与えることはないと考えられる。

（3）荒天候
　船体、原子炉施設その他の機器は荒天、波浪による船体の動揺、加速度に十分耐える強度をもっており、また動揺安定装置が設けられているので、荒天候にも船休、原子炉施設の機能を失なうことはないと認められる。

（1）反応度事故
　起動事故、出力時制御棒引抜き事故、冷水事故等の反応度事故に対しては、原子炉の自己制御性で核的逸走が抑えられ、かつ、スクラムにより原子炉は停止される。

　反応度事故によって燃料の溶融、被覆管の破損は生ぜず、したがって核分裂生成物の放出はない。

（2）機械的事故
　機械的事故のうち制御棒駆動機構の故障、計測制御用空気の喪失、1次系ポンプの故障、支流電源の喪失等の事故においては、燃料の溶融、被覆管の破損が生ずることはなく、したがって、核分裂生成物の放出はない。

　核分裂生成物の放出が考えられる事故としては、1次冷却材の漏洩事故および喪失事故がある。

　1次冷却材の漏洩に対しては、原子炉室で放射能を連続モニターし、事故を検出する。

　この事故による原子炉室外への放射性物質の放出は小さく問題はない。

　1次冷却材喪失事故の際には、被覆管が損傷し溶融燃料が圧力容器下部に蓄積されるが、再臨界になることはなく、格納容器の底にたまった水の自然循環により溶融燃料の余熱除去が行なわれ、圧力容器の溶融を防いでいる。

　格納容器内圧は最大12kg／cm³まで上昇するが、格納容器の損傷はない。

　格納容器外に漏洩した放射性物質は、原子炉室換気系の3段のフィルターでろ過された後、大気に放出される。

（1）重大事故
　入港、あるいは、停泊時において原子炉の1次冷却系配管が瞬時に破断する事故を想定する。

　解析にあたって、次のことを仮定した。

①原子炉の出力歴を考え、燃料の溶融の時間的割合を考慮する。燃料内に内蔵されている核分裂生成物のうち、希ガス100％、よう素50％団体核分裂生成物1％が、格納容器内に放出される。

②格納容器内に放出されたよう素のうち50％は格納容器壁面に吸着されるものとする。原子炉室に漏洩したものは原子炉室内に付着あるいは沈着しないものとする。

③格納容器からの漏洩率は、事故の継続期間中1.5％／dayとする。

④格納容器内からの漏洩は、原子炉室換気系フィルターを通してマストの排気口から大気中に放出される。そのフィルターの除去効率は、よう素に対して90％をとる。希ガスに対しては除去効果は考えない。

⑤大気中への拡散に用いる気象条件は、放出の高さ0、風速1m／sec、気象安定度F型および拡散幅30°とする。

⑥事故直後における船の引き出しは、停泊場所については、必要に応じ引船あるいは補助動力によって2時間以内に行なわせることが十分可能であると考え、被ばく継続時間を2時間とする。遠隔びょう地については被ばく継続時間を30日とする。

（3）仮想事故
　原子炉施設の最大の事故として、原子炉が常用出力でかなり長時間運転された状態で、1次冷却系配管が瞬時に破断し、破断口から1次冷却材が放出される事故を想定する。

　解析にあたって、次のことを仮定した。

①燃料は100％溶融し、炉心内に内蔵されている核分裂生成物のうち、希ガス100％、よう素50％、固体核分裂生成物1％が、1次系完全破断と同時に格納容器内に放出される。

②格納容器内に放出されたよう素のうち50％は、格納容器壁面に吸着されるものとする。原子炉室に漏洩したものは、原子炉室内に付着あるいは沈着しないものとする。

③格納容器からの漏洩率は、事故の継続期間中1.5％／dayとする。

④格納容器内からの漏洩は、原子炉室換気系フィルターを通って、マストの排気口から大気中に放出される。そのフィルターの除去効率は、よう素に対して90％をとる。希ガスに対しては、除去効果は考えない。

⑤大気中への核散に用いる気象条件は、放出の高さ0、風速1m／sec、気象安定度F型および拡散幅30°とする。

⑥船の引き出しに2時間以上要するとは考えられないが、停泊場所については被ばく継続時間を24時間とする。遠隔びょう地については、被ばく継続時間を30日とする。なお、沿岸航行および狭水路通過については、通過時間を考慮して有効な被ばく継続時間をとることとする。

（3）解析結果
　以上の仮定により計算した離隔距離は次のとおりである。