福島原発事故の背景

1. 福島原発事故の背景 • ２０１３．１２．１４　　　みやぎ脱原発・風の会　公開学習会　ｖｏｌ．３ ＜臆病ネコの嘘を見破れるか？＞ ―１号機は設計ミスだった？― 仙台原子力問題研究グループ　石川徳春

2. 福島第一原発１号機（北西側・免震重要棟側より）福島第一原発１号機（北西側・免震重要棟側より） 爆発後 航空機墜落やテロに対しても大丈夫だった？ 天井部分に鉄骨なし？ 爆発前 ブタの鼻（ＩＣベント管の先端）

3. １号機建屋断面図 ４階はここ！ 地上 地上 Ａ　原子炉建屋 Ｂ　タービン建屋

4. 単なるレイアウト変更？（設置許可と工事認可の軽さ　）単なるレイアウト変更？（設置許可と工事認可の軽さ　） 設置許可申請書での配置 実際の配置（工事認可？） プールは東西に長い形状 プールは南北に長い形状 ４階平面図 ブタの鼻

5. ◎発電用原子炉の設置、運転等の法規制★原子炉等規制法（福島原発事故後の改正版：規制委主体に）◎発電用原子炉の設置、運転等の法規制★原子炉等規制法（福島原発事故後の改正版：規制委主体に） ○第４章・第２節　発電用原子炉の設置、運転等に関する規制（４３条の３の５～） 　「設置許可・変更許可の基準」（４３条の３の６、４３条の３の８） 　１号　平和目的　＊原子力委員会の意見聴取義務（４３条の３の６　３項） 　２号　設置に必要な技術的能力及び経理的基礎 ※「経理的基礎」も規制委が判断？⇒東電にあるか？　柏崎刈羽の再稼動？ 　▲除染費未払いについて石崎東電副社長「経営状況が悪いことを理由に」11.2朝日 　▲ＫＫ再稼動は借入のため＝今は「経理的基礎なし」と自認？　分社化でしっぽ切り？ 　３号　重大事故発生・拡大防止、適確運転に必要な技術的能力 　４号　位置・構造・設備が災害防止上支障なし 　　⇒技術的能力が東電にあるか？　地震・津波・火山＋テロ・ミサイル攻撃？ ○法４３条の３の２４「保安規定」 　２項　災害防止上不十分なら、規制委は認可してはならない。 　４項　原子炉設置者・従事者は保安規定を守らなければならない。 ⇒福島事故の教訓は反映されているか？　事故時の運転操作・マニュアルの不備等をきちんと検証しているか？

6. ★実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（実用炉規則）＜大幅（全面？）改訂＝電気事業法による規定を移行整理＞★実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（実用炉規則）＜大幅（全面？）改訂＝電気事業法による規定を移行整理＞ ○発電用原子炉の設置（変更）許可申請書　記載事項（３条１項２号） 　イ　原子炉施設の位置　　　　　 ロ　原子炉施設の一般構造 　以下のものの「構造及び設備」 　ハ　原子炉本体　　　　　　　　　二　核燃料取扱・貯蔵施設 　ホ　原子炉冷却系統施設　　　へ　計測制御系統施設 　 ト　放射性廃棄物廃棄施設 　チ　放射線管理施設 　　リ　原子炉格納施設　　　　　　 ヌ　その他附属施設 ○申請書の添付書類１～１１（３条２項） 　 ８　原子炉施設の安全設計に関する説明書 　１０ 事故発生時の対処に必要な施設・体制整備に関する説明書 ⇒「説明」が不十分でも許される？　「図」は違っていても構わない？ ○別表１「中欄」規定の工事計画（主に各種設備等の「改造」）は、着手前に認可が必要（４３条の３の９　１項） ○別表１「下欄」規定の工事計画（主に各種設備等の「修理」）は、事前届出（４３条の３の１０　１項）　 ※改正前、法２７条設計・工事方法の変更認可は法７３条で発電炉適用外！

7. １号機・非常用復水器（ＩＣ）の概要　（東電の図に加筆）１号機・非常用復水器（ＩＣ）の概要　（東電の図に加筆） ②設計上は‥ ①ＩＣ作動条件 ブタの鼻 通常は３つの弁が開いたままで、第３弁のみ閉。それが開いて作動。

8. 東電の事故時対応は適正？（ＩＣ作動概況） ○Ａ・Ｂ２系統、「弁」が各４つ。復水器（冷却水タンク）上流側＝蒸気管に２つ（１弁、２弁）、下流側＝ドレン管に２つ（３弁、４弁）。格納容器内に２つ（１弁、４弁：交流駆動、１５秒で閉）、復水器近くに２つ（２弁、３弁：直流駆動、２０秒で閉）。 ○通常は下流・復水器側第３弁が閉じられ、残り３つは開状態。非常時（７．１３MPa以上の原子炉圧力が１５秒間以上継続＜2011.9.9東電報告・添付資料7-10＞）に第３弁が開き（全弁「開」で）すぐに作動。原子炉からの水蒸気がタンク内で冷やされ水（復水）となり、自重で原子炉へ（重力で自然循環・駆動用電源不要）。 　１４：４６　　地震・自動スクラム、その後主蒸気隔離弁閉鎖 　１４：５２　　Ａ・Ｂ２系統とも自動起動（３Ａ弁・３Ｂ弁が自動開） 　１５：０３　　両系統とも運転員が手動停止（「温度降下率」遵守で？⇒後述） 　１５：１７～１５：１９　Ａ系統のみ手動で起動・停止（３Ａ弁の開閉） 　１５：２３～２５、１５：３２～３４にも　Ａ系統のみ作動させ、原子炉圧力維持 　１５：３７頃　　津波により？全交流電源喪失・直流電源も喪失（ＳＢＯ） 　　隔離信号で４つの弁が「閉または不完全閉」？（各電源がいつ完全喪失？） ※１５：３６：５９データ「1A,2A,1B,2B,3A,4A,3B,4B」：「1,1,0（閉）,1,0,1,0,0（閉）」の謎も。 　１７：１９　　タンク水量確認に運転員が現場へ（１７：５０原子炉建屋高線量で撤退） 　　ＩＣ不作動＝冷却なしで、この頃炉心損傷（＋逃し安全弁「作動音なし」の謎も？） 　１８：１８（や２１：３０）の直流電源回復時、３Ａ弁を手動開（短時間作動？）。

9. IC隔離弁の動作イメージ（事故分析検討会（第５回）資料１より）IC隔離弁の動作イメージ（事故分析検討会（第５回）資料１より）

10. IC弁の電気設備構成（事故分析検討会（第５回）資料１より）IC弁の電気設備構成（事故分析検討会（第５回）資料１より） なぜ違いが生じたのか？

11. 電気設備の配置（事故分析検討会（第５回）資料１より：次の２枚も）電気設備の配置（事故分析検討会（第５回）資料１より：次の２枚も） 青矢印が津波の進入方向（東電推定）

12. ここから浸水して、どのように拡大？

13. １Ｂ・４Ｂも開閉不明？

14. ◆ＩＣタンク水量（維持管理）の「日常的手抜き」？◆ＩＣタンク水量（維持管理）の「日常的手抜き」？ 設置許可申請書の基準 ところが実際は‥‥ ・事故直前⇒日常的手抜き？ Ａ系：約８０％　、　Ｂ系：約８０％ ・事故後Ｈ２３．４．３（中央操作室計器） 　Ａ系：６３％　、　Ｂ系：８３％ ・事故後Ｈ２３．１０．１８（現場調査） 　Ａ系：６５％　、　Ｂ系：８５％ ・東電報告書（運転員の認識？） ６時間（左下※）　⇒上記手抜き前提？ 　でも、前述のとおり、14:52作動後約２時間半の17:19にタンク水位確認のため運転員が現場へ。（しかし原子炉建屋高線量で17:50「ＩＣ組」撤収）。 ⇒上記の認識自体なかったのでは？ ・タンク有効保有水量（胴側冷却水量） 　２系統とも１０６m３（１００％） （ちなみに、８０％なら８５m３　） ・冷却性能 　補給なしで８時間 　（ちなみに、８０％なら６時間半） ※事故時運転操作手順書（事象ベース） 　でも「約６時間」(p.12-4-1、p.12-4-21)

15. ◇ＩＣ冷却水水位・水温の変化（推定）東電H23.11.22参考資料「１号機非常用復水器の動作状況の評価について」より◇ＩＣ冷却水水位・水温の変化（推定）東電H23.11.22参考資料「１号機非常用復水器の動作状況の評価について」より 地震前から日常的に！ 14:46地震後に自動起動 Ａ系３回手動操作後に１００℃程度に？

16. 計測機器故障の原因究明こそが重要！ この高温の原因は？ 原因究明こそが重要！ 2011.12.02東電中間報告添付資料10-52/3

17. 「マニュアル遵守」でＩＣを手動停止？ ○敦賀１では、過去１０年間に２回の作動実績＜2011.11.18保安院ﾆｭｰｽﾘﾘｰｽ＞ 『手順書』で「ＩＣを使うという決め打ち」がされている。 　　＜2011.11.25保安院「技術的知見に関する意見聴取会」第３回議事録p.18＞ ・「①Ｈ１５．１２．１９」と「②Ｈ１６．６．８」、タービン加減弁急速閉によるスクラム後、 　「主蒸気隔離弁全閉」で１系統を手動操作（弁を開閉）し、原子炉冷却を維持。 ・原子炉圧力は、①６．３７～６．８６MPa(ゲージ圧)：約７時間で１８回操作 　　　　　　　　　　 ②６．３７～６．８６MPa(ゲージ圧)：約７．５時間で１８回操作 ・約４～５回作動後、冷却水温度は沸騰点（１００℃）に到達＝水蒸気発生が継続。 ・隔離弁を復旧させ主復水器冷却へ移行して操作終了。＜2011.11.18日本原電＞ ○１号機では直近２０年作動実績なし（逃し安全弁優先？）。＜同議事録p.18＞ 14:52自動起動後、『手順書』の「温度降下率５５℃／ｈ以下」遵守で手動停止？ 　　⇒通常時６．８MPaから４．５MPaへの急低に“動揺”して止めただけでは？ ⇒３回のＡ系手動操作時、圧力は６～７MPa＝不慣れ　＋早期運転再開準備？ 15:37に３Ａ弁「閉」状態で電源喪失・隔離信号。 　　⇒誰も電源喪失後「ブタの鼻息＝ＩＣ作動」を確認せず、早期炉心熔融に！

18. ６～７ＭＰａの間で（なんとか）制御！ 　　 ０　　　　 ２　　　　 ４　　　　 ６　　　　 ８ ４．５ＭＰａへの急激な低下に驚いただけでは？

19. 老朽化による「脆（ぜい）性破壊」回避優先？老朽化による「脆（ぜい）性破壊」回避優先？ ○東電はなぜ「温度降下率５５℃／ｈ以下」の手順書遵守を繰り返し主張？ 刑事責任・損害賠償等の法的責任回避のため？　運転員ミス＝東電の責任！ ○事故時運転操作手順書（事象ベース）　１章、１－１ 原子炉スクラム、 　（Ｂ）主蒸気隔離弁閉の場合◆の主要項目「１２　原子炉減圧」（p.1-1B-14）で、 　「温度変化率５５℃／ｈ以下」が枠囲い。⇒水位・圧力安定後の冷温停止移行時！ ・１２章、１２－４ 全交流電源喪失、２ 操作のポイント、２．１全般的な注意事項では、 　「（３）　‥不用意な運転操作によってＩＣの運転継続を損なわせてはならない。」 ・さらに、その主要項目「５　原子炉減圧操作」（p.12-4-24）でも、 　「温度変化率５５℃／ｈ以下」が枠囲い。⇒電源復旧後の冷温停止移行時！ ○なお、同手順書105次改訂（2010.7.6）で、ＩＣ動作設定値を「7.27→7.13MPa」に、 　　圧力制御範囲は「6.37～7.26→6.27～7.06MPa」に（第２６回定検改造に伴い）。 ⇒　脆性遷移温度（ＮＤＴ）が５０℃：2008予測⇔設置許可上は寿命末期で５５℃！ 　　　 「老朽原発（40年目）」で「脆性破壊」への懸念ゆえの「温度降下率」遵守？

20. 『保安規定』で温度降下率はスクラム時「適用外」！『保安規定』で温度降下率はスクラム時「適用外」！ ○手順書の上位『保安規定（2011.3）』では、４章 運転管理、３節 運転上の制限 ・３７条（原子炉冷却材温度及び原子炉冷却材温度変化率）２項（２）②（p.4章-159） 　　：原子炉状態が起動・高温停止・冷温停止において「５５℃／ｈ以下」を確認。 ・しかし、４節 異常時の措置、７７条（異常時の措置）３項（p.4章-234） 　　：７６条１項の異常発生（スクラム信号発信等）から当直長が異常収束を判断する まで、「３節運転上の制限（温度変化率５５℃／ｈ以下等）」は適用されない！！ ・そして、添付１「原子炉がスクラムした場合の運転操作基準（７７条関連）」の 　　１号炉「表１」の「１　原子炉制御、（１）スクラム、①目的」では、 　　原子炉を停止、十分な炉心冷却状態を維持、冷温停止状態まで冷却、等の記述。 ★保安院も、津波襲来前は手順書◆１－１（Ｂ）「６　圧力調整段階」（P.1-1B-6）と指摘 　 （意見聴取会・中間とりまとめP.67）＝後手順「１２　原子炉減圧段階」ではない！ ∴巨大地震でスクラムした３．１１の異常時は「温度降下率」は適用外＝当たり前！ 　　　＝事故対応上の重大な過ち！（運転員への老朽化プレッシャーが原因？） ＜「温度降下率」は圧力容器等の財産保護目的　（近藤駿介・原子力委員長2012.6.29朝日）＞

21. 再掲：非常用復水器（ＩＣ）の概要　（東電の図に一部加筆）再掲：非常用復水器（ＩＣ）の概要　（東電の図に一部加筆） ブタの鼻 なんとなく不自然な「遠回り」

22. 配管接続図の間違い！‥どっちが？ 設置許可申請書の図 東電が説明に使用した別の図 「他の再循環ラインへ」ということは？ 2011.5.23東電報告の別紙より 非常用復水器系 ２つ並べたのは作図上の工夫？ 原子炉配管系統図 この図では最短距離に。 再循環系の片方だけに接続。