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東北電力(株)女川原子力発電所の
原子炉の設置に係る安全性について


昭和45年11月16日
原子炉安全専門審査会

原子力委員会
委員長 西田 信一殿

原子炉安全専門審査会
会長 内田 秀雄

 東北電力株式会社女川原子力発電所の
原子炉の設置に係る安全性について


 昭和45年6月4日付け45原委第142号(昭和45年11月12日付け45原委第403号をもって一部訂正)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

 東北電力株式会社が、商業発電を目的として宮城県牡鹿郡女川町および牡鹿町にわたり設置しようとする低濃縮ウラン、軽水減速、軽水冷却型(沸騰水型)原子炉に関し、同社が提出した「女川原子力発電所原子炉設置許可申請書」(昭和45年5月80日付け申請および昭和45年11月9日付け一部訂正)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

 本発電所の立地条件および施設の概要は次のとおりである。


1.1 立地条件

(1)敷地および周辺環境
 発電所の敷地は、牡鹿半島のほぼ中央東側で宮城県牡鹿郡女川町および牡鹿町にまたがっている。半島は周囲を太平洋に面し南北に連なる高さ200m〜400mの山におおわれて平地はほとんどない。
 敷地は女川湾の南のせき梁山地から連なる短い小尾根とこの小尾根をはさむようにしてある二つの谷状平坦部を造成した半円状の形状で総面積は約1,610,000m2(ほとんどは山林原野、埋立地を含む。)である。
 原子炉本体は、敷地中央部の海岸側に設置され、設置場所から海岸線まで約380m、同じく敷地境界までの最短距離は約660mである。
 設置場所から半径約950m以内には人家はなく、もよりの人家としては小屋取(北約1km)、塚浜(北西約1.2km)、前網(南東約1.6km)および飯子浜(西約1.8km)の各部落がある。設置場所から半径5km以内の人口は約3,000人、15km以内は約67,000人である。
 敷地に近い主な都市には石巻市(西約18km)、塩釜市(西南西約43km)、古川市(西北西約51km)および仙台市(西南西約57km)がある。

(2)地質
 敷地全般にわたり地質は砂岩、頁岩の整然とした互層より構成されており、中生代ジュラ紀の牡鹿層群萩の浜層に属する。
 発電所建設地点の基礎岩盤は頁岩と砂質頁岩を挾む中粒砂岩を主体としており、また、小破砕帯も若干存在するが基礎処理が行なわれるため原子炉建物等の重要構造物に対し十分な地耐力を持っている。

(3)海象
 現地における潮位は観測されていないが、鮎川港(敷地南方約11km)における観測記録によると朔望平均満潮位及び朔望平均干潮位は鮎川港基準面(東京湾中等潮位の下方0.744mで、当発電所の工事基準面にした)上方それぞれ1.518m、0.046mである。
 東北地方、ことにリアス式海岸地形をなす三陸沿岸は昔から津波による被害が多いところである。記録や聞き込み調査によると、明治29年、昭和8年の三陸沖の近地地震による津波、昭和35年のチリ地震による津浪は大きなものであったが、敷地付近では3m程度であった。また、低気圧等による高潮についてはそれより下廻る。
 なお、原子炉建物は標高約14mの整地面に設置される。

(4)気象
 敷地における1年間の観測結果によると、年間を通じて南西から北西にかけての風が卓越し、北から南南東にかけての風は少ない。特に、考慮の対象となる塚浜、小屋取り村落の方向へ吹く風は少ない。また静穏状態(風速0.4m/sec以下)の年間出現頻度は標高53mで9.0%、標高108mで5.5%である。そのうち、それぞれ81.6%、86.7%は継続時間が2時間以下である。
 大気安定度F型の出現頻度は、年間22.5%で、このときの風はほとんど海の方向に吹いている。F型の継続時間は2時間以下が50%を占める。
 逆転層については、標高137m以上が逆転で、それ以下がてい減の状態の頻度は年間4.4%継続時間は2時間以下が92.9%であった。

(5)地震
 過去の記録によると、宮城県周辺には震源を宮城県内陸、宮城県沖近海、三陸沖遠海と3つのグループに大別できる地震があり全国的にみて地震活動性は幾分高い地域と認められる。しかし、いつの地震でも被害のあったのは北上川流域の沖積層地盤のところであり、敷地付近は種々の調査の結果によると顕著な被害は見当たらない。これは牡鹿半島硬地盤帯のためといえる。敷地も良好な地盤を有し、発電所主要構造物を直接岩盤上に設置するので、地震による影響は比較的少ないものと推定される。

(6)水利
 本発電所において必要な淡水は最大約1,850t/日である。この水は北上川水系北上川河口より上流約18kmの地点から取水し延長約37kmの導水管で敷地内の発電所原水タンクに導入される。
 水質は四季を通じておおむね良好である。その他敷地内の小さなけい流からは建設初期の工事用水が確保される。
 復水器冷却用の海水は約81,000t/時で敷地前面の港内から取水し港外へ排出される。

1.2 原子炉施設
 本原子炉は、先行の東京電力(株)福島原子力発電所2号、3号原子炉とほとんど同様の設計による熱出力約1,590MW(電気出力約524MW)の直接サイクル強制循環沸騰水型である。
 炉心部は円筒形鋼製原子炉容器に収められている。炉心は燃料棒49本を7×7に組み立てた集合体を1単位とし、この集合体約368個で構成される。
 燃料棒は、低濃縮二酸化ウラン焼結ペレットをジルカロイ−2製の被覆管内に封入したものであり、その装荷量はウラン約72トンである。
 制御棒は、ボロンカーバイドの粉末を充填したステンレス鋼管を十字型に配列したもので、原子炉容器の下方から水圧により駆動される。 気水分離器および蒸気乾燥器は炉心上方に設けられている。
 また、ジェットポンプは炉心を取りまいて設けられている。
 冷却系は、給水系、原子炉再循環系および主蒸気系からなっている。
 原子炉の制御は、制御棒の操作および再循環流量の調整によって行なわれる。
 原子炉容器、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、ドライウエ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、放射性廃棄物処理設備、放射線管理設備等が設けられる。




2 安全設計および安全対策

 本原子炉は次のような安全設計および安全対策が講じられることになっており、かつ、「安全設計審査指針」にも十分適合していると認められるので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
 実効余剰増倍率は、第1炉心(濃縮度約2.25w/o)の初期には約0.25ΔKとなるが、コントロールカーテンを炉内に装荷することにより最大約0.13ΔKに抑えられる。コントロールカーテンの取出しは、最初の定期検査時又は燃料取替時に行なわれる。
 第2サイクル以降、濃縮度約2.7w/oの燃料を装荷する計画であるが、その場合も、実効余剰増倍率は最大約0.13ΔKに保つことにしている。
 冷却材の圧力および温度は、原子炉出口において定格出力運転時にそれぞれ約71kg/cm2gおよび約286℃であり、定格出力運転時における燃料の最高線出力密度は約0.61KW/cmで、最高被覆表面温度および最高中心温度はそれぞれ約300℃および約2,460℃である。また、このときの最小限界熱流束比(MCHFR)は1.9以上である。
 タービン発電機トリップ、再循環ポンプ電源喪失などの比較的起る可能性の大きい運転上の過渡状態にあっても最小限界熱流束比は1.1を下まわらなく、また、最高線出力密度0.92KW/cmをこえることはないので燃料の許容損傷限界をこえない。

(2)動特性
 本原子炉は、ドップラー効果、減速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。
 また、原子炉出力制御は、制御棒を定格出力に対応する位置に設定したまま、再循環流量制御方式により定格出力の100〜75%の間で十分安定な運転を行なうことができる。

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製の被覆管(肉厚約0.81mm)に入れたものである。
 高出力、高燃焼度の部分には、ディッシュドペレットを使用し、中性子照射によるスウエリングにより燃料被覆管に過大な歪が生じないよう配慮される。
 燃料被覆管は、ペレットによる内部からの支持がなくても外圧によって圧壊することのない自立形の設計であり、燃料棒上部に設けられるプレナム体積も、最高燃焼度に対応する核分裂生成ガス等の蓄積により過大な内圧上昇をもたらさないよう十分大きくとってある。
 燃料集合体は、上下燃料棒支持板を結びつける8本の燃料棒と1本のスペーサー支持燃料棒によって保持され、燃料棒はすべて長さ方向の自由膨脹ができる構造になっている。


2.3 計測および制御系

(1)核計装系
 核計測については、検出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出できるように設計される。

(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ーフな設計であり、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、独立した検出回路が多数重複して設けられ、保護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、合計で実効増倍率の変化にして約0.18ΔKである。
 制御棒は、どの1本が引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。すなわち最大の反応度を持つ制御棒が完全に引抜かれていて、その他の制御棒が全挿入の場合、原子炉がいかなる状態にあっても常に全炉心の実効増倍率が0.99以下となるように設計されている。
 制御棒は、水圧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って行なわれる。スクラム動作に必要な弁は、空気系によって操作され、空気圧の低下に対してはフェイルセイフな設計になっている。
 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ほう酸水注入系があり、単独で原子炉を冷態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。
 また、制御棒には、誤って炉心内から脱落した場合の落下速度を制限するために、速度リミッタが設けられる。
 原子炉容器の下側には、制御棒駆動機構のフランジあるいはハウジングが急速に完全破断したとしても制御棒が逸出しないようハウジング支持機構が設けられる。

(4)制御棒操作
 制御棒操作は、運転員が所定の手順に従って行ない、操作手順は、安全上、制御棒1本あた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および制御棒引抜監視装置が設けられており、制御棒の引抜きは自動的に阻止される。
 したがって、誤って制御棒が炉心から抜けても、実効増倍率の増加は0.025ΔKをこえることはない。また、制御棒引抜監視装置の働きによって高出力運転時の制御棒連続引抜を阻止し、燃料の許容損傷限界をこえることはない。

(5)出力制御系
 原子炉の出力制御は、手動による制御棒位置の調整および自動または手動による原子炉再循環流量の調整の2つの方法がある。
 制御棒は燃料燃焼にともなう長期の反応度変化に対する調整および出力分布の調整に使用され、負荷変化は原則として再循環流量制御方式による。流量は再循環ポンプの速度を変え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、原子炉系の安全性を考慮して定められる。

(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いる。また、事故対策に必要な各種指示計、操作盤も全て集中して設けてある。そして事故時においても、従業員が制御室内にとどまれるよう不燃材料の使用、放射線に対するしゃへい及び換気についても配慮している。



2.4 原子炉容器および原子炉冷却設備

(1)原子炉容器、配管等
 原子炉容器、配管等原子炉冷却材圧力バウンダリを形成する系の設計、材料選定、製作ならびに検査については、わが国の法令を満足するようになっている。
 また、この系は、制御棒落下あるいは冷水付加のような急激な反応度事故を生じたとしても破損することのないように設計される。
 さらに、原子炉容器は、脆性破壊を防止するため、加圧時は使用される材料の脆性遷移温度より33degC以上高い温度に保つようにしている。運転中の脆性遷移温度の変化は照射試料を炉内にそう入し、原子炉寿命中に数度取り出して試験をすることにより確認する。
 なお、原子炉容器、再循環ポンプ、各種弁および配管等の主要機器は、その健全性を評価するために試験および検査ができるように設計上配慮することにし、また、これら機器、配管類を開放した場合には原子炉の起動前に必ず水圧試験を行ない漏洩のないことを確認することにしている。

(2)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、定格蒸気流量の約25%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、原子炉起動時、停止時およびタービン発電機トリップ時の主蒸気圧力の調整を行なうことができ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 燃料取扱設備
 燃料取替は、原子炉容器上方まで水を張り移動床に取り付けられは燃料つかみ器で行なわれる。
 このつかみ器は、操作空気源喪失に対して安全側に働いて燃料を落すことがないように設計される。
 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、燃料プール内で容器に収められる。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個の燃料集合体を取り出さなければ、取り出すことができないような構造になっている。
 燃料プールは原子炉建家内にあって、全炉心および1回取替量以上の燃料と制御棒、コントロールカーテンおよび使用済燃料輸送容器の貯蔵が可能であり、さらに放射化された機器などの取扱いができるスペースをもっている。燃料プール水は、燃料プール冷却浄化系によって崩壊熱による燃料の損傷が防止できる設計になっている。
 新燃料および使用済燃料貯蔵ラックは平常状態はもちろん地震、機器の落下等による事故時にも臨界にいたらないような設計になっている。


2.6 廃棄物処理設備

(1)気体廃棄物
 本原子炉から発生する気体廃棄物のほとんどは1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じて、放射能レベルの連続測定後原子炉建家の北西約160m、標高約50mに立てられた地上高約125m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、ごく低レベルの放射性廃液を除き環境へ放出されない。
 原子炉冷却系およびタービン系の機器からのドレンは、放射能濃度が高い場合があるので、ろ過装置、脱塩装置で処理され補給水として再使用される。
 各建家の床ドレンは放射能濃度も一般に低く、ろ過装置またはろ過装置と脱塩装置によって処理された後、床ドレンサンプルタンクに貯留され、放射能レベル測定後、復水器冷却水で希釈して海洋に放出するが、放射能濃度が高い場合は再処理される。
 復水脱塩装置等の再生廃液は放射能度は一般に高く、中和処理後濃縮、固化される。放射能濃度が低い場合には、床ドレン処理系で処理される。

(3)固体廃棄物
 使用済イオン交換樹脂、フィルタ・スラツジ等は沈降分離槽あるいは貯蔵タンクで放射能を減衰させた後、ドラム缶内に固化し、廃棄物貯蔵所に貯蔵される。放射能の高いコントロールカーテン、制御棒、燃料チャンネルボックス等はその放射能が十分減衰するまで燃料プールに保管される。



2.7 放射線管理

(1)放射線しやへい等
 しやへいについては、従業員の作業を考慮してその被ばく線量が法令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も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、放出に先立って放射能が連続的に測定される。その結果、放射能が高い場合には排気筒からの放出は一時中止し、ガス減衰タンクに貯留減衰させ気象条件を考慮して放出する。最高放出率は1日平均50mCi/sec(γ線エネルギー0.17MeV相当)におさえられるが、放出される放射能の量はできる限り低くおさえることにしている。
 低レベルの廃液を環境へ放出する際には、放射能を測定した後復水器冷却水で希釈し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うけることにしている。

(3)放射線監視
 発電所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。
 敷地外の放射線監視については、敷地境界付近および周辺の適当な場所数個所に設けるモニタリングポストにより空間線量率等の測定監視を行ない、また、付近の部落に設けるモニタリング・ステーションでは、空間線量率等を測定記録し、常時サンプル可能なダストサンプラも設けられる。
 その他、放射能観測車による放射線の測定や環境試料のサンプリング等により、周辺一般住民の被ばく線量が法令に定める許容値以下であることを常に確認することになっている。



2.8 原子炉非常冷却系
 通常の原子炉冷却機能が失な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配慮がなされている。

(1)原子炉隔離時冷却系
 原子炉隔離時冷却系は原子炉への給水および主復水器が隔離された場合に、蒸気の一部を利用してタービン駆動ポンプにより復水貯蔵タンクおよび残留熱除去系熱交換器の凝縮水を炉内に補給する系統で、これにより炉心水位を維持する。また、この系統は、サプレッションプールの水も炉内に補給することができる。この系は外部電源を必要としない。

(2)炉心スプレイ系
 炉心スプレイ系は再循環回路の破断のような冷却材喪失事故の場合にサプレッションプール水を炉心上に取り付けられたノズルから燃料集合体にスプレイする系統で、大破断に対しては単独で、中破断に対しては高圧注水系または自動逃し弁と連携し、燃料の過熱溶融を防止できるようになっている。この系は独立な2系統からなっていて、非常用電源にも接続される。

(3)高圧注水系
 高圧注水系は、一次配管の小破断に対しては単独で、中破断に対しては炉心スプレイ系または低圧注水系と連携して燃料の溶融を防止するための系統で、タービン駆動ポンプにより復水貯蔵タンクまたはサプレッションプールの水を給水配管を経て炉心に注水する。
 この系は外部電源を必要としない。

(4)低圧注水系
 低圧注水系は、炉心スプレイ系と同様、再循環回路の完全破断のような大破断に対しては単独で、中破断に対しては高圧注水系または自動のがし弁と連携し燃料の溶融を防止する系統である。サプレッションプールからプール水を汲み上げ、破断していない方の再循環配管を通じて原子炉容器内に注入する。
 この系は2系統からなっており、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出されないように次の配慮がなされている。

(1)圧力抑制型格納容器
 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家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、窒素ガスが充填され事故に伴なう水−ジルコニウム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。設計圧力は、3.92kg/cm2gとしてある。これは後に述べる仮想事故の水−ジルコニウム反応による圧力温度上昇があったと仮想しても十分の余裕がある。また漏洩率(設計圧力における常温の空気にて)0.5%/日をこえることのないよう設計され、その漏えい率も必要な場合試験できる設計となっている。
 さらに脆性破壊を防止するため使用材料の脆性遷移温度は最低使用温度より17degC低い温度以下としている。

(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エ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
 格納容器を貫通する主蒸気管などの主要な配管には2個の隔離弁を設け、事故時に放射性物質が周辺環境に放出されないようにしている。
 これらの弁は信号により自動的に閉鎖し、かつ中央制御室より遠隔手動により操作可能で、特に主蒸気隔離弁は十分短い時間(3〜5秒)で閉鎖できるように設定される。また、主蒸気隔離弁の漏洩率、閉止時間等の性能については、必要な場合試験できる設計になっている。
 なお、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量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、非常用ガス処理系によりろ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、フアン、湿分除去装置粒子用高効率フイルタおよびチャコールフイルタにより構成され、性能を確認するための試験検査ができるような設計になっている。
 なお、この系は、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)非常用電源等
 原子炉施設に必要な電力は、主発電機または275KV2母線から供給されるが、予備電源として66KV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蓄電池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、ほう酸水注入系、炉心スプレイ系、高圧注水系、低圧注水系、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、BおよびCの3種のクラスに分類され、それらに応じて耐震設計が行なわれる。
 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。
 Aクラスの建物、構築物の耐震設計は、基盤における最大加速度250gal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、または、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倍のいずれをも下回らない値によって行なわれる。なお垂直震度は建物、構築物の高さ方向に一定とし、建築基準法に定められる水平震度の1.5倍を下回らない値とする。この場合、水平および垂直方向の地震力は、同時に不利な方向に作用するものとする。
 Aクラスの機器、配管類の耐震設計は、基盤における最大加速度250gal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による。ただし、この場合の水平震度は、据付位置における支持構築物の水平震度の1.2倍を下回らないようにする。
 なお垂直震度は、建物基部の水平震度の1/2を下回らない値とし、水平震度と同時に不利な方向に作用するものとする。また、これらの震動によって生ずる変位、変形は機能保持に支障ないものとする。
 次に、Aクラスの施設のうち原子炉格納容器、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、Aクラスの扱いのほかに、基盤における最大加速度375galの地震動による動的解析を行ない、その機能が保持されることを確認する。
 また、タービン設備、廃棄物処理設備のように高放射物質に関する施設はBクラス、その他の施設はCクラスとし、それぞれ、建築基準法に定められた水平震度の1.5倍および1倍の値によって耐震設計が行なわれることになっている。
 なお、原子炉容器内構造物、サプレッションチェンバ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。
 また、地震の際に、原子炉を非常停止させるため、地震加速度検出計を設け、自動的に原子炉を停止することができるようになっている。



3 平常運転時の被ばく評価
 平常運転時における被ばく評価は次のとおりであり、敷地周辺の公衆に対する放射線障害の防止上支障がないものと認める。


3.1 気体廃棄物
 気体廃棄物の放出に当っては、周辺監視区域外における年間被ばく線量が法令に定める値をこえないようにすることは勿論のこと、放出管理を十分に行なって、できるだけ被ばく線量を少なくするようにしている。
 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、これをこえるような運転は行なわないことになっている。
 かりに、最高値で連続放出するとして、敷地における1年間の気象観測データを用いて年間の被ばく線量を計算すると、敷地外で被ばく線量が最大となるのは、敷地境界(原子炉から南東約720m)であって、その地点における被ばく線量は、γ線約0.02rem(β線約0.005rem)となる。これは、周辺監視区域外の許容被ばく線量(0.5rem/年)を十分下まわっている。さらに、実際の運転時には、これよりもかなり下回ることが予想される。
 なお、敷地内外に放射線監視設備を設け、十分な監視を行なうことにしている。


3.2 液体および固体廃棄物
 安全設計および安全対策の項で述べたように、液体廃棄物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じ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事故として運転時における単一機器の故障、あるいは運転員の単一誤操作により引き起される過渡変化と機器の破損等によって引き起される事故とに分けて検討した結果、これらの事故について、それぞれ次のような対策が講じられており、安全性は確保しうるものであると認める。


4.1 機器の故障等

(1)再循環系の故障
 a 再循環ポンプの故障
 運転中に再循環ポンプ1台の軸が固着すると、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、何らかの原因により再循環ポンプ2台が同時に停止しても、系の慣性により流量の低下がゆるやかである上、流量低下に伴う出力低下があるため燃料被覆の破損に至らない。
 b 再循環流量制御器の誤動作
 再循環流量制御器の誤動作が起っても、再循環流量の最大変化率は制御系機器の設計により制限されるので、熱出力の変化率はわずかであり燃料被覆の破損には至らない。
 c 再循環冷水ループの誤起動
 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。

(2)給水系の故障
 a 給水制御器の故障
 給水制御器の故障により給水がその最大変化率で増加しても、水位上昇によるタービントリップにより原子炉はスクラムされるので、燃料被覆の破損には至らない。
 b 給水加熱の喪失
 抽気弁のトリップあるいは加熱器のバイパスにより給水温度が下り、このため正の反応度が入っても再循環流量制御系により炉心流量が減少し、負の反応度を加え出力上昇を抑えるので、スクラムには至らない。
 また、燃料被覆の破損も生じない。
 c 全給水流量の喪失
 定格運転時に全給水流量が喪失すると水位は急速に低下するが、原子炉水位低により原子炉はスクラムされるので、燃料被覆の破損には至らない。

(3)主蒸気系の故障
 a 発電機トリップ(タービン加減弁急速閉鎖)
 高出力運転中に発電機トリップが生じると圧力上昇により中性子束は上昇するが、原子炉はタービン加減弁急速閉鎖信号によりスクラムされるので燃料被覆の破損に至らない。
 b タービントリップ(タービン主蒸気止め弁急速閉鎖)
 高出力運転時にタービントリップが生じると復水器の真空度が維持されている場合には、タービン・バイパス弁が作動するが、真空度が維持されていない場合には、バイパス弁は作動しない。しかし、いずれの場合にも原子炉は主蒸気止め弁閉鎖信号によりスクラムされるので、燃料被覆の破損には至らない。
 また、30%以下の低出力運転時にタービントリップが出じても、主蒸気止め弁位置による直接スクラムはバイパスされるが、高中性子束スクラムにより燃料破覆の破損には至らない。
 c 主蒸気隔離弁の閉鎖
 全主蒸気隔離弁が最高閉鎖速度3秒で閉鎖しても、隔離弁閉鎖信号により原子炉はスクラムするので燃料被覆の破損には至らない。
 また、安全弁も作動しない。
 d 初圧調整装置の故障
 初圧調整装置が故障すると、タービン加減弁およびバイパス弁が開くか閉じることになるが、過渡変化はタービントリップ・バイパス弁不作動の場合よりもゆるやかであるので燃料被覆の破損には至らない。
 e 圧力逃し弁の開放
 圧力逃し弁1個が故障し開放しても、初圧調整装置が原子炉圧力を維持するよう加減弁が絞るので、圧力低下はわずかにとどまる。

(4)制御棒駆動系の故障および誤操作
 a 未臨界状態からの制御棒引き抜き
 原子炉の起動時に未臨界の状態から制御棒価値ミニマイザで許容される最大反応度価値の制御棒を連続的に引抜かれても、核的逸走はドップラ効果で抑えられ、かつ、高中性子束スクラムで原子炉は停止し、燃料被覆の破損は生じない。
 b 出力運転中の制御棒引抜き
 定格出力運転中に誤って制御棒1本を連続的に引抜く場合には、制御棒引抜き監視装置により引き抜きが阻止される。この事故によって、最小限界熱流束北は1.2を下回らず燃料被覆の破損は生じない。

(5)補助電源の喪失
 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、スクラム後の原子炉は原子炉隔離時冷却系によって冷却される。安全上重要な機器の電源としては、ディーゼル発電機および所内蓄電池系があるので、常用所内電源および外部電源がすべて喪失したとしても発電所の安全性が損われることはない。



4.2 機器の破損等による事故

(1)制御棒落下事故
 駆動軸から分離して炉心内にとどまっていた制御棒が臨界状態の炉心から脱落しても、制御棒の反応度効果は実効増倍率の変化にして0.025ΔK以下に抑えられており、落下速度は速度リミッタで制限される。この場合、核的逸走はドップラ効果で抑えられ、かつ、高中性子束スクラムにより原子炉は停止する。この事故による発生エネルギによって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。

(2)制御棒逸出事故
 定格出力運転中に制御棒駆動機構のフランジあるいはハウジングが完全に破損しても、ドライウエル内に冷却材の流出があるのでドライウエルの圧力上昇によりスクラムし、原子炉は停止する。しかも、制御棒駆動機構ハウジングの下側に支持構造物を設け、制御棒の移動距離を少なくすることにより原子炉に大きな反応度を加えることにはならない。

(3)燃料取扱事故
 燃料取替は水中で行なわれるが、取扱系の故障によって使用済燃料の集合体1個が落下し、そのすべての燃料棒が破損するような場合にも核分裂生成物のうち、原子炉建家外に放散されるものは、その量がごく僅かで、しかも、排気筒に導かれる前に非常用ガス処理系で処理される。

(4)冷却材喪失事故
 何らかの原因により、冷却材の漏出ないしは喪失があって炉心の冷却が十分でない場合にも次のような対策が講じられている。
 すなわち、小破断に対しては、ドライウエルの圧力上昇を検出し、原子炉隔離時冷却系および高圧注水系の作動によって原子炉への注水が行なわれる。なお、高圧注水系のバックアップとして、自動逃がし弁を作動させ炉心圧力を低下し炉心スプレイ系および低圧注水系を作動させることになっている。
 中破断に対しては、まず高圧注水系あるいは自動逃し弁が働くが、原子炉圧力が低下すると炉心スプレイ系または低圧注水系も作動して原子炉に注水が行なわれる。
 大破断に対しては、原子炉水位の低下および原子炉圧力の減少により、炉心スプレイ系または低圧注水系によって注水が行なわれる。いづれの場合でも、ドライウエル圧力高または原子炉水位低の信号でスクラムされ、原子炉は停止する。
 最も荷酷な例として、再循環回路が完全に破断する場合を仮定しても、炉心スプレイ1系統の作動によって燃料被覆の破損は一部に抑えられ、燃料の溶融には至らない。この事故によって放出された核分裂生成物は圧力抑制型の格納容器内に保留され、さらに原子炉建家内に漏洩したものは排気筒に導かれる前に非常用ガス処理系で処理される。

(5)主蒸気管破断事故
 主蒸気管がドライウエル外の箇所で破断しても、冷却材の放出流量は流量制限器で制限されかつ、流量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鎖し冷却材の放出は短時間でとまる。また、主蒸気融離弁閉スクラムで原子炉も停止する。
 この事故によって主蒸気隔離弁閉鎖までに放出される冷却材中の放射能濃度はきわめて低い。また、主蒸気隔離弁閉鎖後も漏洩はつづくが、炉内圧力の急速な低下および逃し弁等による核分裂生成物のサプレッションチェンバへの移行により、その漏洩量はきわめて少ない。




5 災害計画


 本原子炉は、すでに述べたように種々の安全対策が講じられており、かつ、各種事故に対しても検討の結果、安全を確保しうるものと認めるが、さらに「原子炉立地審査指針」(以下「立地指針」という)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3つの場合を想定する。

(1)冷却材喪失事故
 原子炉容器に接続している最大口径の配管である再循環回路配管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1系統のみが作動するとしてもその冷却効果により燃料の溶融は生ぜず、燃料棒本数の13.5%が過熱のため被覆に破損がおこる。また事故後のドライウエル圧力は十分低く抑えられ、約33日後には大気圧にもどる。
 なお、被ばく線量の計算には核分裂生成物の放散過程に従い次の仮定を用いる。
@ 全部の燃料棒の被覆に破損があったとし、1年間定格出力運転後の炉心に内蔵されている核分裂生成物中のよう素の1%、希ガスの2%がドライウエル内へ放出される。この場合、よう素のうち10%が有機状のものとし、残りの無機のよう素が格納容器の壁面等に吸着される割合を50%、液相−気相間の分配係数を100とする。有機よう素についてはこれらによる低減は期待しない。

A ドライウエルから33日間にわたって0.5%/日の漏洩がある。

B ドライウエルから漏洩した核分裂生成物は、原子炉建家に入り、そこから換気率100%/日で非常用ガス処理系を通り排気筒から放出される。

C 非常用ガス処理系では、チャーコールフィルタでろ過する。よう素全体に対するろ過効率は90%とする。

D 大気中で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、事故1日後より30時間は高さ100m以下均一分布、拡散幅30°有効拡散風速4.0m/sec(24時間放出として算出)とし、残りの32日間は大気安定度A型、拡散幅30°、有効拡散風速4.0m/sec(24時間放出として算出)とする。
 解析の結果、大気中に放出される放射性物質は、全よう素が約235ci(131I換算、以下同様)、希ガスが約1.14×104Ci(γ線エネルギー0.5MeV相当、以下同様)である。
 敷地外で被ばく線量が最大となるのは、敷地境界(原子炉から約600m)であって、その地点における被ばく線量は、甲状腺(小児)に対して約2rem、全身に対してγ線約0.007rem(β線約0.013rem)となる。

(2)主蒸気管破断事故
 ドライウエルの外で主蒸気管1本が瞬時に完全破断し、冷却材の気水混合物が大気中へ放出されると仮定する。隔離弁の閉鎖時間は、5.5秒、放出流量は、流量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解析とすると、蒸気約5.9トン、水約7.9トンが放出されることになるが炉心は露出しない。隔離弁閉鎖後は、隔離弁からの漏洩により気相中の核分裂生成物が大気中へ放出されるものとする。
 そこで、次の仮定を用いて被ばく線量を計算する。
@ 事故前の一次冷却材中の核分裂生成物の濃度は、原子炉運転中の冷却材放射能濃度の最高限度である34μCi/cm3(うち131Iで0.5μCi/cm3)とする。

A 事故発生後の原子炉圧力の減少に伴い、破損燃料から核分裂生成物が冷却材中に放出されるが、その量は、全よう素が約1.52×104Ci(うち131I約8,00Ci)、よう素以外のハロゲンが2.4×104Ci(γ線エネルギー0.5MeV相当、以下同様)希ガスが約1.76×105Ciとする。
 なお、隔離弁閉鎖以前に冷却材中に放出される量の1%が破断口からタービン建家を通じて大気中に放出されるとする。

B 原子炉圧力は、隔離弁閉鎖後24時間一定割合で大気圧まで減圧されるとする。

C 隔離弁は、8個あるうち1個が閉じないものとする。隔離弁閉鎖後の炉内からの漏洩率は、逃し弁作動圧力(約75.9kg/cm2g)時において、原子炉容器の蒸気相体積に対して60%/日とし、炉内圧の変化に伴い変化する。

D 燃料から放出されるよう素のうち、90%は無機よう素10%は有機よう素とする。
 無機よう素については、原子炉容器内の液相−気相間の分配係数を100とする。また、タービン建家の壁面等への吸着および凝縮される割合を50%とする。
 有機よう素については、その低減率を1/10とする。

E 放出された冷却材は、気温35℃、相対湿度37%の大気中に全部蒸発し、半径約81mの半球状放射性雲となる。この雲は風速1m/secで移動するものとする。

F 隔離弁閉鎖後、隔離弁から漏洩した放射性物質の大気中での拡散に用いる気象条件は「気象手引」を参考にして地上放散、大気安定度F型拡散幅30°、有効拡散風速1m/sec(1時間放出として算出)とする。
 解析の結果、大気中に放出される放射性物質は、内部被ばくに関するものとして全よう素約27Ci外部被ばくに関するものとしハロゲン約540Ci、希ガス約530Ciである。
 敷地外で被ばく線量が最大となるのは、敷地境界(原子炉から約600m、であって、その地点における被ばく線量は、甲状腺(小児)に対して約11.8rem、全身に対してγ線約0.006rem(β線約0.02rem)となる。

(2)ガス減衰タンク破損事故
 ガス減衰タンクが破損し、貯留されていた放射性気体廃棄物が一時に放出されると仮定する。
 そこで、次の仮定を用いて被ばく線量を計算する。
@ 原子炉は放出される気体廃棄物の放射能が、24時間減衰後の排気筒放射能放出率に換算して50mCi/secの状態で運転されていたとする。

A 1日分の貯留容量のあるガス減衰タンク1基が1日分貯留し終った瞬間に破損し、その全量が放出されるものとする。

B 大気中での拡散に用いる気象条件は、「気象手引」を参考にして、地上放散、下気安定度F型、風速1m/secとする。
 解析の結果、大気中に放出される放射性物質は、希ガス約1.3×104Ciであり、敷地外で被ばく線量が最大となるのは、敷地境界(原子炉から約600m)であって、その地点における被ばく線量は全身に対して、γ線約0.24rem(β線1.6rem)となる。
 上記各種重大事故時の被ばく線量は、「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、全身25remより十分小さい。



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2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、非常用炉心冷却系の効果を無視し、炉心内の全燃料が溶融したと考えた場合に相当する核分裂生成物の放出があるものとし、炉心内にあるジルコニウムの約1/4が水と反応するものと仮定する。
 この場合、事故後のドライウエ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は長時間続く。
 そこで重大事故の場合と同じ仮定を用いて被ばく線量を計算する。ただし、次の仮定は重大事故と異なる。
@ 炉心に内蔵される核分裂生成物中のハロゲン50%、希ガス100%がドライウエル内に放出される。

A ドライウエルから原子炉建家への漏洩は無限に続く。

B 国民遺伝線量の評価における大気中での拡散に用いる気象条件は「気象手引」を参考にして大気安定度F型、拡散巾30°、風速1.5m/secとする。
 解析の結果、大気中に放出される放射性物質は全よう素が約1.23×104Ci、希ガスが約5.76×105Ciである。
 敷地外で被ばく線量が最大となるのは、敷地境界(原子炉から約600m)であって、その地点における被ばく線量は、甲状腺(成人)に対して約27rem、全身に対して、γ線約0.33rem(β線約0.7rem)となる。
 また全身被ばく線量の積算値は約8万人remである。

(2)主蒸気管破断事故
 重大事故の場合と同じ事故について、冷却系の効果を無視し、原子炉容器から核分裂生成物の漏洩が長時間続くものとする。
 そこで、重大事故の場合と同じ仮定を用いて被ばく線量を計算する。ただし、次の仮定は重大事故と異なる。
@ 破損燃料から放出される核分裂生成物は、隔離弁閉鎖直後にすべて冷却材中に放出されるものとする。

A 原子炉圧力は、逃し弁作動圧力範囲に長時間保たれ、隔離弁からの漏洩が60%/日の割合で無限時間続くものとする。
 解析の結果、大気中に放出される放射性物質は内部被ばくに関するものとして全よう素約71ci外部被ばくに関するものとしてハロゲン約810Ci、希ガス約850Ciである。
 敷地外で被ばく線量が最大となるのは、敷地境界(原子炉から約600m)であって、その地点における被ばく線量は、甲状腺(成人)に対して約13rem、全身に対して、γ線約0.011rem(β線約0.04rem)となる。
 また、全身被ばく線量の積算値は、冷却材喪失事故の場合の値に比べて十分小さい。
 上記各仮想事故時の被ばく線量は、「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、全身25remより十分小さい。
 また、全身被ばく線量の積算値は、国民遺伝線量の見地から示されているめやす線量の200万人remより十分小さい。



6 技術的能力
 申請者は、昭和32年9月以降、原子力発電の知識を深めるため、調査・研究を進めるとともに、開発準備体制をかためてきた。
 特に技術者の養成にあたっては、海外の原子力関係施設、日本原子力研究所、日本原子力発電株式会社および東京電力株式会社等の機関に多数の技術者を派遣し、建設および運転技術の修得に努めている。発電所の建設および運転には約100名の原子力関係技術者を予定しており、今後さらに国内の諸機関を利用して養成訓練を行なうことにしている。
 また、昭和43年4月以降、東京芝浦電気株式会社等と発電所の設計と建設および運転に関して協同研究を行なってきており、今後も、発電所全般にわたる運転、保守、燃料取替計画などの指導を受けることにしている。
 以上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45年6月12日第80回審査会において、次の委員よりなる第68部会を設置した。

(審査委員)
大山  彰(部会長) 動力炉、核燃料開発事業団
江藤 秀雄 放射線医学総合研究所
大崎 順彦 建築研究所
表 俊一郎 建築研究所
日下部正雄 気象庁
小平 吉男 日本気象協会
左合 正雄 東京都立大学
村主  進 日本原子力研究所
三島 良績 東京大学
(調査委員)
西脇 一郎 宇都宮大学
藤村 理人 日本原子力研究所
森島 淳好 日本原子力研究所
 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45年6月20日第1回会合を開き審査方針を検討するとともに、Aグループ(炉関係)、Bグループ(環境関係)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審査を行なってきたが、昭和45年11日11日の部会において部会報告書を決定し、同年11月16日第86回審査会において本報告書を決定した。



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