原子炉安全専門審査会報告
昭和42年12月6日

原子炉安全専門審査会
会長　向坊　隆

京都大学研究用原子炉施設の変更に係る安全性について

（1）反応度制御系
　反応度制御は制御棒により行なう。その反応度抑制効果は合計10％△K／K以上で常に5％△K／K以上の停止余裕がある。

　また制御棒1本当りの反応度抑制効果は2～4％△K／Kで1本が挿入不能の場合でも停止余裕は1％△K／K以上あり、原子炉を停止させる能力は十分である。

　非常用制御設備としては従来のカドミウム投入設備のほか硼素化合物の保管容器が設けられ、投入できるようになっている。

　この反応度抑制効果は合計で約0.5％△K／Kである。

（2）原子炉保護系
　緊急に原子炉を停止させなければならない場合の停止回路としてファーストおよびスロースクラムの回路を設ける。

　ファーストスクラムは電子管の動作により、スロースクラムは、リレーの動作により、それぞれ粗調整棒保持電磁石の電流をしゃ断する。

　スクラムにまで至らない異状に対しては一斉挿入回路を設けて4本の粗調整棒を挿入する。

　さらに小さな異状に対しては警報により検知し、安全な炉の運転が保持できるように配置している。

（1）一次冷却設備
　一次冷却水循環ポンプは流量320m³／hr総揚程40mのもの3台に取り替えられる。

　一次冷却系は全体として一系列であるが途中で分岐し、3台のポンプと3台の熱交換器が並列に設けられ、並列運転を行なうので、一部故障の場合でも原子炉出力を感じて残りの機器により運転しうるような弁、配管が設けられる。

　炉心タンク出口管には水圧駆動弁、入口管には逆止弁がそれぞれ設けられているので、配管の破損の際にも一次冷却水の流出を最小限にとめることができる。

　冷却水浄化設備は2組設けられる。

　2組の浄化設備は並列運転もしうるように、ポンプ、配管弁フィルターが増設される。

（2）二次冷却設備
　二次冷却系は強制循環方式（従来は放流自然冷却）で循環ポンプ3台が新設される。

　その流量および総揚程は240m³／hr 50mである。

　二次冷却水の冷却には冷却塔が新設される。

　その能力は外気条件が湿球温度31℃の場合において720m³／hrの流量の2次冷却水温度を45.1℃から39.1℃に下げることができる。

　冷却塔による蒸発等の消耗分は、従来の供給用井戸水により補給し、十分余裕を有する。

　このほか冷却塔プール、および塵埃除却用ろ過器が新設される。

（3）熱交換器
　熱交換器は従来の1台から既設と同容量のもの2台増設し、合計3台となる。

　5,000kW運転の場合、熱交換器の一次側二次側との冷却水温度差は10.7℃であり、二次側冷却水の入口温度は39.1℃をこすことはないので、一次側冷却水の温度は制限値55℃以下に保つことができる。

（1）気体廃棄物はフィルターを通して高さ35mの排気筒から大気中に放出される。

　又事故時においては給排気ダクトを水封してバイパス系統から放出される。

　バイパス系には活性炭フィルターが設けられている。
（2）液体廃棄物
　液体廃棄物は廃棄物処理設備で処理し、高レベルのものは貯蔵保管し、低レベルのものは希釈したのち放出する。

（3）固体廃棄物
　固体廃棄物は固体廃棄物倉庫に貯蔵保管され、必要により外部の処理機関に引き渡すことにしている。

（1）放射線遮蔽
　放射線遮蔽は、従業員の被曝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ているが、比較的大量の被曝をうける可能性のある場所においては、従業員の立ち入り制限等を行うこととしている。

（2）廃棄物の放出管理
　気体廃棄物は、排気筒入口において放射能レベルが連続的に測定される。

　液体廃棄物は、監視貯溜槽の水を採集測定し、法令に定める許容濃度以下になっていることを確認して放出される。

　固体廃棄物は、必要に応じ、外部の廃棄物処理機関に引き渡すこととしている。

　なお、これを廃棄物貯蔵所に保管するときは、外部放射線量が法令に定める許容値以下にすることにしている。

（3）放射線監視
　屋内における放射線監視は、固定モニタによって原子炉制御室、保健物理管理室、および中央管理室で連続的に監視されるほか、移動モニタおよびサンプリング測定によって定期的に監視される。

　また、個人の被曝管理に必要な機器も備えられている。

　屋外における放射線監視については、敷地周辺に4ヶ所のモニタリングステーションが設けられており、さらに放射線観測車も備えられている。

　また必要に応じて、河川水、農作物、土壌等を採取して分析することによって、周辺一般公衆の被曝線量が、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としている。

（1）気体廃棄物
　放出濃度は、排気口において2×10^-6μCi／cc（⁴¹Ar）をこえることはないが、いまかりに上記濃度で連続的放出するとして、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こと、敷地外で線量が最大となる地点は、排気筒の比方約400mの敷地境界上であり、その値は1.5mremとなる。

　したがって、敷地外における被輝線量は、許容値をはるかに下まわるものと考える。

　なお、原子炉建屋内外において、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。

（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、十分な安全対策で講ずることとなっている。

（1）起動事故
　原子炉起動時に誤って制御棒2本を最大引抜き速度（0.03％△k／k／sec）で引き抜いた場合、ペリオドスクラムおよび各出力レンヂスクラムが動作しないとしても、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。

　この事政で燃料被覆の破損には至らない。

（2）燃料装荷事故
　燃料取替中に取扱系の誤動作と運転員の誤操作によって臨界直前の炉心に新燃料が落下または急激に挿入された場合、最大約2％△k／kの反応度が付加されるが、核的逸走は負の出力係数で抑えられ、かつ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。

（3）照射実験に伴う事故
　炉心に近接した照射孔先端で照射実験を行なっているとき、試料はまた容器の爆発によって照射孔壁が破損することは考えられないが、万一孔内に一次冷却水が浸入しても、最大約0.15％△K／Kの反応度が付加されるにすぎず、かつ原子炉は高中性子束スクラムで停止する。

（1）冷却材流量喪失事故
　運転中に1次冷却系ポンプ3基が停止した場合、流量低下スクラムで原子炉は停止する。

　その後の原子炉の冷却は自然循環によって行なわれるので燃料被覆の破損には至らない。

（2）一次冷却系配管等破損事故
　運転中に、原子炉タンクに接続されている配管が破損すると、原子炉タンク水位低スクラムで原子炉は停止する。

　その後の原子炉の冷却水の補給は、非常用冷却設備によって行なわれ、水がなくなることはない。

（3）熱交換器被損事故
　運転中に熱交換器のチューブが破損すると、1次側に2次冷却水が漏れて、原子炉水位高で警報が発せられるので、原子炉の停止、緊急遮断弁の閉鎖等十分に対策がなされる。

（4）電源喪失事故
　停電によって電気の供給が停止した場合、制御棒の保持電磁石の電源も喪失するので、自動的にすべての制御棒が落下し、原子炉は停止する。

　安全上重要な機器の操作に必要な電力は、ディーゼル発電機から供給される。

（5）その他機器類の故障および誤操作による事故
　制御棒駆動系の故障、弁類の故障、給水系の故障および格子板プラグの誤操作等が考えられるが、いずれも大きな事故に至ることはない。

（1）180MW day運転後の燃料板の被覆が破損することによって表面から平均飛程14μまでの深さの核分裂生成物だけが原子炉タンク水中に放出される。

（2）沃素については、壁面への吸着、冷却水中への保有等によりその1％が空気中へ放出すると考える。
　よって、原子炉室に放出される核種の総量は約1.6Ciである。

（3）非常用排気系統では、活性炭フィルターで濾過することになっているので、沃素全体に対する液過効率を90％とする。

（4）核分裂生成物は、原子炉格納施設から換気率3％／dayで、排気筒（高さ35m）を通して放出される。

（5）大気中の拡散については「原子炉安全解析のための気象手引」を参考にすることとし、風速については0.5m／secとする。

　現地の気象データによれば、大部分の方向について95％以上が0.5m／sec以上の風速になっている。