予測されていた福島第一原発～NUREG-1150を読む
2011年3月11日の震災に端を発し、福島第一原発で未曾有の大事故が起きました。
事故の直接の原因は、非常用ディーゼル発電機が動作しなかったことによる
炉心の冷却機構の動作不全。
このシナリオをかなり正確に予測した報告書が存在しました。
米国の原子力規制委員会(NRC : Nuclear Regulatory Commission)の報告書の一つで
通称「NUREG-1150」です。
ブルームバーグのニュースサイトでも取り上げていたので、
「NUREG-1150」と言う名前くらいは見たことがあるかもしれません。
▼ブルームバーグニュースサイト2011/3/16の記事
福島原発の事故、米ＮＲＣが20年前に警鐘－非常用発電機にリスク
ただ、取り上げ方にかなりバイアスがかかっており、
理性的に報告書の内容を評価する姿勢はありませんでした。
まあ、時期的に仕方がないかもしれません。
あの状況で冷静になれって方が難しい。
と言うことで、このタイミングで落ち着いてこの報告書を
読み解いてみようと思います。
■「NUREG-1150」を入手する
正式名称は以下の通り。
「Severe Accident Risks: An Assessment for Five U.S. Nuclear Power Plants (NUREG-1150)」
報告書の内容は、タイトル通り。
つまり、アーキテクチャが異なる米国の５つの原子力発電所を
PRA(Probabilistic Risk Analysis)と言うリスク評価手法で評価した結果を
報告書としてまとめたものです。
NRCのサイトから全文ダウンロード出来ます。
もちろん、全文英語。
ただ、日本人としては出来れば日本語の文章を読みたいですよね？
日本語訳ももちろんあります。
「シビアアクシデントのリスク : 5基の米国原子力発電プラントに対する評価」
原子力安全研究協会と言う団体が日本語版を出しています。
VOL.1の全訳とVOL.1及び2の要約が出ていますが、メインはVOL.1です。
また、この翻訳の原本はdraftすなわち草稿段階のものなので、
現在NRCのサイトからダウンロード出来るfinal版とは多少異なると思います。
ただ、この日本語訳、極端に入手し難い。
普通の書店では扱っていないし、国立国会図書館以外の図書館にも全く見当たらない。
という訳で、このブログでは「NUREG-1150」の本体と言える
VOL.1をNRCからダウンロードして使うことにします。
Part1, 2, 3の三つのPDFファイルを入手できます。
▼「NUREG-1150」VOL.1
Severe Accident Risks: An Assessment for Five U.S. Nuclear Power Plants ― Final Summary Report (NUREG-1150, Volume 1)
■ピーチボトム原発２号機に注目！
それでは、さっそくPart1のPDFから見てみましょう。
Part1には、評価の前提条件やら手法の説明やらが書かれています。
本来は全体をざっと読むべきなのですが、
ここでまず我々が注目すべきは1-3頁(23/59)の以下の部分。
------------------------------
1.3 Scope of Risk Analyses
(途中省略)
The five commercial nuclear power plants studied
in this report are:
(途中省略)
* Unit 2 of the Peach Bottom Atomic Power
Station, a General Electric-designed BWR-4
reactor in a Mark I containment building,
located near Lancaster, Pennsylvania (including
the analysis of both internal and external
events)
------------------------------
リスク分析の範囲が記述されている箇所に、
対象となる原子炉の事が書かれています。
前述の通り、この報告書ではアーキテクチャの異なる５つの原子力発電所が
リスク評価の対象になっています。
(To provide a current assessment of the severe
accident risks of five nuclear power
plants of different design)
その中で今回事故が発生した福島第一原発と同じアーキテクチャの原子炉を持つのが
このピーチボトム原発２号機(Unit 2 of the Peach Bottom Atomic Power Station)なのです。
福島第一原発の1, 2, 3, 4号機の情報を見てみましょう。
炉型はBWR(Boiling Water Reactor)、すなわち沸騰水型軽水炉。
もう少し細かく言うと、1号機がBWR-3で2～4号機がBWR-4です。
また、原子炉格納容器はGEが設計したマークI型を使っています。
この様に、ピーチボトム原発２号機は、福島第一原発１～４号機と
似通った作りになっていることが分かると思います。
なので、ピーチボトム原発２号機に注目して、資料を読んで行くことにしましょう。
■地震の影響分析はどこに？
報告書のメインディッシュとも言うべき個々の原発の分析結果は
Part2に書かれています。
構成はそれぞれの原発ごとに分かれています。
我々の注目するピーチボトム原発２号機は第４章で解説されています。
Part1でもそうでしたが、専門用語の連続でちょっとめげそうになります。
地震、地震、それらしきところは・・・ありました。
4-5頁(35/124)の右下です。
------------------------------
4.2.1.2 Externally Initiated Accident
Sequences
A detailed description of accident sequences initiated
by external events important at the Peach
Bottom plant is provided in Part 3 of Reference
4.1. The accident sequences described in that reference
have been grouped into two main types for
this study. These are:
* Seismic, and
* Fire.
(途中、大量に省略)
REFERENCES FOR CHAPTER 4
4.1 A. M. Kolaczkowski et al., "Analysis of
Core Damage Frequency: Peach Bottom
Unit 2," Sandia National Laboratories,
NUREG/CR-4550, Vol. 4, Revision 1,
SAND86-2084, August 1989.
------------------------------
外部的な契機による障害シーケンス(Externally Initiated Accident Sequences)！
きっとこのあたりに地震がらみのシナリオがあるはず。
そう思いながら目を通していると怪しい言葉を発見。
火事(Fire)と並んでいるこの言葉は一体なんだ？
辞書で調べてみると・・・
seismic : relating to or caused by EARTHQUAKES
地震関係の単語です。
ビンゴでした。
で、結論としては地震や火事を契機として起こる事故の流れの詳細は
Part3の"Analysis of Core Damage Frequency: Peach Bottom Unit 2,"を参考にした記述を
見てくれと言うことなので、素直にPart3に飛びます。
Part3でそれらしき章は・・・これだ。
「8. PERSPECTIVES ON FREQUENCY OF CORE DAMAGE」
疲れてきたので、いきなり核心部分に飛んじゃいましょう。
8-16頁(17/105)の右下から始まります。
■ディーゼル発電機：予想外の脆弱性
------------------------------
2. Peach Bottom Seismic Analysis
As can be seen in Figure 8.9, the dominant contributor
in the seismic core damage frequency
analysis is a transient sequence brought about by
loss of offsite power. The loss of offsite power is
due to seismically induced failures of onsite ac
power. Peach Bottom has four emergency diesel
generators, all shared between the two units, and
four station batteries per unit. Thus, there is a
high degree of redundancy. However, all diesels
require cooling provided by the emergency service
water system, and failure to provide this cooling
will result in failure of all four diesels.
There is a variety of seismically induced equipment
failures that can fail the emergency service
water system and result in a station blackout.
These include failure of the emergency cooling
tower, failures of the 4 kV buses (in the same
manner as was found at Surry), and failures of the
emergency service water pumps or the emergency
diesel generators themselves. The various combinations
of these failures result in a large number
of potential failure modes and give rise to a relatively
high frequency of core damage based on
station blackout. None of these equipment failure
probabilities is substantially greater than would be
implied by the generic fragility data available.
However, the high probability of exceedance of
larger earthquakes (as prescribed by the hazard
curves for this site) results in significant contributions
of these components to the seismic risk.
------------------------------
それぞれの原子炉に四つのディーゼル発電機がつながっていて、
その四つのディーゼル発電機を二つの原子炉で共有している。
ぶっちゃけ、四台の内一台のディーゼル発電機さえ動いていれば大丈夫な
設計なんだと思います。（多分・・・）
僕が驚いたのは次の下り。
all diesels require cooling provided by the emergency service water system,
全てのディーゼル発電機は冷却水の供給を必要とし、
and failure to provide this cooling will result in failure of all four diesels.
この冷却システムの故障は四台すべてのディーゼル発電機を止めてしまう。
まじっすか？
どれだけディーゼル発電機が準備されていても、
ディーゼル発電機の冷却システムに異常が発生すると
全てのディーゼル発電機が使えなくなっちゃうんですか？
で、まさにこれが福島第一原発で起こっちゃったわけですね。
さらに先を読むと・・・
There is a variety of seismically induced equipment
failures that can fail the emergency service
water system and result in a station blackout.
ディーゼル発電機の冷却システムに異常をもたらす様な
様々な故障が地震によって発生し得るし、
それはステーションブラックアウト（制御室の停電）を引き起こす。
このステーションブラックアウト（制御室の停電）によって、
福島第一原発は炉心の冷却が出来なくなり
あのような惨事に発展してしまったわけですね。
■ステーションブラックアウトに対する温度差の背景
東京電力を擁護する訳ではありませんが、
日本でステーションブラックアウトがあまり注目されなかったのには
それなりの背景があります。
日本では、米国などと比べるとはるかに停電が少なく、
予備電源の故障率も低い。
そのため、ステーションブラックアウトの発生率も
海外に比べてはるかに低かったという事実があります。
だからと言ってその可能性を見逃して良い理由にはなりませんが、
批判するにしろしないにしろその背景については理解しておくべきだと考えます。
■最後に
つたない英語力、低い技術力(素人)、雑な意訳でここまで書きました。
特に技術用語には四苦八苦しました。
本来ならば、僕なんかがしゃしゃり出るところじゃないのかもしれませんが、
「NUREG-1150」についての日本語での情報がほとんどみつからなかったので
僕自身が紹介することにしてしまいました。
不適切な部分もあるかもしれませんが、その際はご指摘を頂けるとありがたいです。
原口直敏
事故の直接の原因は、非常用ディーゼル発電機が動作しなかったことによる
炉心の冷却機構の動作不全。
このシナリオをかなり正確に予測した報告書が存在しました。
米国の原子力規制委員会(NRC : Nuclear Regulatory Commission)の報告書の一つで
通称「NUREG-1150」です。
ブルームバーグのニュースサイトでも取り上げていたので、
「NUREG-1150」と言う名前くらいは見たことがあるかもしれません。
▼ブルームバーグニュースサイト2011/3/16の記事
福島原発の事故、米ＮＲＣが20年前に警鐘－非常用発電機にリスク
ただ、取り上げ方にかなりバイアスがかかっており、
理性的に報告書の内容を評価する姿勢はありませんでした。
まあ、時期的に仕方がないかもしれません。
あの状況で冷静になれって方が難しい。
と言うことで、このタイミングで落ち着いてこの報告書を
読み解いてみようと思います。
■「NUREG-1150」を入手する
正式名称は以下の通り。
「Severe Accident Risks: An Assessment for Five U.S. Nuclear Power Plants (NUREG-1150)」
報告書の内容は、タイトル通り。
つまり、アーキテクチャが異なる米国の５つの原子力発電所を
PRA(Probabilistic Risk Analysis)と言うリスク評価手法で評価した結果を
報告書としてまとめたものです。
NRCのサイトから全文ダウンロード出来ます。
もちろん、全文英語。
ただ、日本人としては出来れば日本語の文章を読みたいですよね？
日本語訳ももちろんあります。
「シビアアクシデントのリスク : 5基の米国原子力発電プラントに対する評価」
原子力安全研究協会と言う団体が日本語版を出しています。
VOL.1の全訳とVOL.1及び2の要約が出ていますが、メインはVOL.1です。
また、この翻訳の原本はdraftすなわち草稿段階のものなので、
現在NRCのサイトからダウンロード出来るfinal版とは多少異なると思います。
ただ、この日本語訳、極端に入手し難い。
普通の書店では扱っていないし、国立国会図書館以外の図書館にも全く見当たらない。
という訳で、このブログでは「NUREG-1150」の本体と言える
VOL.1をNRCからダウンロードして使うことにします。
Part1, 2, 3の三つのPDFファイルを入手できます。
▼「NUREG-1150」VOL.1
Severe Accident Risks: An Assessment for Five U.S. Nuclear Power Plants ― Final Summary Report (NUREG-1150, Volume 1)
■ピーチボトム原発２号機に注目！
それでは、さっそくPart1のPDFから見てみましょう。
Part1には、評価の前提条件やら手法の説明やらが書かれています。
本来は全体をざっと読むべきなのですが、
ここでまず我々が注目すべきは1-3頁(23/59)の以下の部分。
------------------------------
1.3 Scope of Risk Analyses
(途中省略)
The five commercial nuclear power plants studied
in this report are:
(途中省略)
* Unit 2 of the Peach Bottom Atomic Power
Station, a General Electric-designed BWR-4
reactor in a Mark I containment building,
located near Lancaster, Pennsylvania (including
the analysis of both internal and external
events)
------------------------------
リスク分析の範囲が記述されている箇所に、
対象となる原子炉の事が書かれています。
前述の通り、この報告書ではアーキテクチャの異なる５つの原子力発電所が
リスク評価の対象になっています。
(To provide a current assessment of the severe
accident risks of five nuclear power
plants of different design)
その中で今回事故が発生した福島第一原発と同じアーキテクチャの原子炉を持つのが
このピーチボトム原発２号機(Unit 2 of the Peach Bottom Atomic Power Station)なのです。
福島第一原発の1, 2, 3, 4号機の情報を見てみましょう。
炉型はBWR(Boiling Water Reactor)、すなわち沸騰水型軽水炉。
もう少し細かく言うと、1号機がBWR-3で2～4号機がBWR-4です。
また、原子炉格納容器はGEが設計したマークI型を使っています。
この様に、ピーチボトム原発２号機は、福島第一原発１～４号機と
似通った作りになっていることが分かると思います。
なので、ピーチボトム原発２号機に注目して、資料を読んで行くことにしましょう。
■地震の影響分析はどこに？
報告書のメインディッシュとも言うべき個々の原発の分析結果は
Part2に書かれています。
構成はそれぞれの原発ごとに分かれています。
我々の注目するピーチボトム原発２号機は第４章で解説されています。
Part1でもそうでしたが、専門用語の連続でちょっとめげそうになります。
地震、地震、それらしきところは・・・ありました。
4-5頁(35/124)の右下です。
------------------------------
4.2.1.2 Externally Initiated Accident
Sequences
A detailed description of accident sequences initiated
by external events important at the Peach
Bottom plant is provided in Part 3 of Reference
4.1. The accident sequences described in that reference
have been grouped into two main types for
this study. These are:
* Seismic, and
* Fire.
(途中、大量に省略)
REFERENCES FOR CHAPTER 4
4.1 A. M. Kolaczkowski et al., "Analysis of
Core Damage Frequency: Peach Bottom
Unit 2," Sandia National Laboratories,
NUREG/CR-4550, Vol. 4, Revision 1,
SAND86-2084, August 1989.
------------------------------
外部的な契機による障害シーケンス(Externally Initiated Accident Sequences)！
きっとこのあたりに地震がらみのシナリオがあるはず。
そう思いながら目を通していると怪しい言葉を発見。
火事(Fire)と並んでいるこの言葉は一体なんだ？
辞書で調べてみると・・・
seismic : relating to or caused by EARTHQUAKES
地震関係の単語です。
ビンゴでした。
で、結論としては地震や火事を契機として起こる事故の流れの詳細は
Part3の"Analysis of Core Damage Frequency: Peach Bottom Unit 2,"を参考にした記述を
見てくれと言うことなので、素直にPart3に飛びます。
Part3でそれらしき章は・・・これだ。
「8. PERSPECTIVES ON FREQUENCY OF CORE DAMAGE」
疲れてきたので、いきなり核心部分に飛んじゃいましょう。
8-16頁(17/105)の右下から始まります。
■ディーゼル発電機：予想外の脆弱性
------------------------------
2. Peach Bottom Seismic Analysis
As can be seen in Figure 8.9, the dominant contributor
in the seismic core damage frequency
analysis is a transient sequence brought about by
loss of offsite power. The loss of offsite power is
due to seismically induced failures of onsite ac
power. Peach Bottom has four emergency diesel
generators, all shared between the two units, and
four station batteries per unit. Thus, there is a
high degree of redundancy. However, all diesels
require cooling provided by the emergency service
water system, and failure to provide this cooling
will result in failure of all four diesels.
There is a variety of seismically induced equipment
failures that can fail the emergency service
water system and result in a station blackout.
These include failure of the emergency cooling
tower, failures of the 4 kV buses (in the same
manner as was found at Surry), and failures of the
emergency service water pumps or the emergency
diesel generators themselves. The various combinations
of these failures result in a large number
of potential failure modes and give rise to a relatively
high frequency of core damage based on
station blackout. None of these equipment failure
probabilities is substantially greater than would be
implied by the generic fragility data available.
However, the high probability of exceedance of
larger earthquakes (as prescribed by the hazard
curves for this site) results in significant contributions
of these components to the seismic risk.
------------------------------
それぞれの原子炉に四つのディーゼル発電機がつながっていて、
その四つのディーゼル発電機を二つの原子炉で共有している。
ぶっちゃけ、四台の内一台のディーゼル発電機さえ動いていれば大丈夫な
設計なんだと思います。（多分・・・）
僕が驚いたのは次の下り。
all diesels require cooling provided by the emergency service water system,
全てのディーゼル発電機は冷却水の供給を必要とし、
and failure to provide this cooling will result in failure of all four diesels.
この冷却システムの故障は四台すべてのディーゼル発電機を止めてしまう。
まじっすか？
どれだけディーゼル発電機が準備されていても、
ディーゼル発電機の冷却システムに異常が発生すると
全てのディーゼル発電機が使えなくなっちゃうんですか？
で、まさにこれが福島第一原発で起こっちゃったわけですね。
さらに先を読むと・・・
There is a variety of seismically induced equipment
failures that can fail the emergency service
water system and result in a station blackout.
ディーゼル発電機の冷却システムに異常をもたらす様な
様々な故障が地震によって発生し得るし、
それはステーションブラックアウト（制御室の停電）を引き起こす。
このステーションブラックアウト（制御室の停電）によって、
福島第一原発は炉心の冷却が出来なくなり
あのような惨事に発展してしまったわけですね。
■ステーションブラックアウトに対する温度差の背景
東京電力を擁護する訳ではありませんが、
日本でステーションブラックアウトがあまり注目されなかったのには
それなりの背景があります。
日本では、米国などと比べるとはるかに停電が少なく、
予備電源の故障率も低い。
そのため、ステーションブラックアウトの発生率も
海外に比べてはるかに低かったという事実があります。
だからと言ってその可能性を見逃して良い理由にはなりませんが、
批判するにしろしないにしろその背景については理解しておくべきだと考えます。
■最後に
つたない英語力、低い技術力(素人)、雑な意訳でここまで書きました。
特に技術用語には四苦八苦しました。
本来ならば、僕なんかがしゃしゃり出るところじゃないのかもしれませんが、
「NUREG-1150」についての日本語での情報がほとんどみつからなかったので
僕自身が紹介することにしてしまいました。
不適切な部分もあるかもしれませんが、その際はご指摘を頂けるとありがたいです。
原口直敏
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