カテゴリー「東海第二原発」の15件の記事

2020年2月12日 (水)

不十分な東海第二原発の天井耐震化-単独立地ではより重要となる-

今回も東海第二を題材として、再稼働へ突き進む原発の技術的な問題提起を行う。

私は本業の傍ら余暇時間でブログ記事を書いているので、まずは死命を制するような決定的な問題を書いてきた。とは言え、よく指摘される、基準地震動や避難計画の問題は他の専門家が再三取り上げているので、お任せしている。よく、全ての問題を自分で書かないと気が済まない人がいるが、私なら良書をお勧めして手仕舞いにする。元東電で原発推進派の大石恵史氏は「全てが重要だということは、重要なことが一つも無いということ」と自著の帯に書いていたが、個人の行動に当て嵌めるなら頷ける。

さて、今回のテーマは、システム天井(以下、単に天井と称す)の耐震化である。これまで取り上げてきた問題に比べると若干優先度は落ちるが、東海第二が抱えている問題の一つだ。原電の対応は不十分であり、是正の余地がある。

結論だけ示すと、広範な建築物が天井の耐震改修を要するので、それを再稼働のコストに見込むべきということだ。

【1】はじめに

天井の耐震化が重要な理由は、後述する原電の耐震計算書では、機器の操作に影響を与えないという趣旨(具体的には落下物で人が死傷しない、操作ハンドルに破片が噛みこんだり、スイッチ、モニタ類を破壊したりしないことなど)で説明されているが、より上位の問題として、単独立地プラントという事情があるから、である。

つまり事故が起きても、隣の原子炉の手すきを集めて支援することは出来ない。だから、自プラントの要員保護は余計に大事ということだ。

福島事故では1号機爆発時に中央制御室の照明ルーバーが多数脱落した。

これは、オフィスなどの天井はコンクリート床が剥き出し(床スラブと言う)ではなく、間を空けてシステム天井が設備されているために起こったことである(ルーバーもそこに嵌め込まれていたもの)。間の空間には一般に空調設備、照明設備が整然と吊りボルトでぶら下げられ、システム天井の標準化されたパネルは意匠性を考えてデザインされており、そこで働く人達の心理的な負担を和らげる目的がある。一方で、工場の作業場などは、室内でも床スラブが剥き出しである場合が多い。

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福島1号機 雑然とした中央制御室の理由」『Response』2011年3月24日より

部材としてはルーバーは軽量だが、「だから良いのだ」とは言えない。これから述べていくように、他のプラントの事例を見ればとてもそんなことは言えなくなるだろうし、一般の建物ではもっと重い部材が落下した事例は数多い。原発内にも一般の建物と変わらない水準の建物はあるから、解決が必要だ。

なお、建築基準法施行令第39条には「風圧並びに地震その他の震動及び衝撃によって脱落しないようにしなければならない」という規定が元々ある。以前は緩く運用されてきたが、311後は事情が変わりつつある。今後は文言に沿って厳格な運用を心掛けていくべきだろう。

【2】単独立地プラントの人的特徴

集中立地の場合、同時多発的な原子炉災害のリスクがあり、福島事故で現実になったが、単独立地プラントは集中立地とは別のリスクを抱える。

天井の話に入る前に、まずは、プラントには個性があるという話を今一度取り上げよう。この記事からブログを読み始める人もたくさんいるだろうから。

原電の有する原子炉は全て炉形が異なる。ここで言う炉形とは、原理的な相違(GCR,BWR,PWR)だけではなく、例えばBWRの中でも細部で相違があるということ。エンジニア達に技術的な広がりを与えるには良い環境だが、一つの形を隅々まで理解しているスペシャリスト型人材を大量にプールするには不向きな環境だ。同じことは一部の地方電力にも言える。

原発の中央制御室は24時間3交代制である。休暇や再訓練の都合を考えて、90年代位までは5班体制がよくある風景だったが、近年では6班編成することが多い様だ。

また、原発の設備が一般論の理解だけでは使いこなせないことは、運転訓練にも現れている。例えば、東電、東芝、日立が大熊町に設けたBTC(BWR運転訓練センター)の設備がそれだ。初期に設置されたシミュレータは、過渡現象時に計器がノイズでぶれる様子も再現していた。

シミュレータは(中略)模擬中央制御盤とディジタル計算機とを中心に構成されている.模擬中央制御盤は原子炉,タービン,発電機の制御および監視を行うベンチボード形制御盤である.外形寸法,塗色,計器および器具の形状,配置に至るまで,モデル発電所の中央制御盤と同一であり,訓練効果を最大限に発揮できる.外観は福島第一原子力発電所3号機を模擬しているが,情報はすべてディジタル計算機との間で授受される.指示計,記録計などへの入力は,計算機アナログ出力電圧(DC0~±10V)で与えるため,計器類は直流計器を使用し,目盛についてのみ実際の発電所 と同様なものとしている.さらに,ホトセルを利用したノイズ発生器により,計器指示にノイズをのせて実感を出している.

塩官廣海「原子力発電所運転訓練用シミュレータ」『計測と制御』1977年7月P37

電気書院から1980年代に出版されていた『実務の計装技術』という参考書で昔の一般産業プラントの計装を勉強したことがある。読み返してみると、ノイズ問題はあり、解決することを前提とした記述となっている。しかし、どうしても消せないものについては、シミュレータに反映することで、運転員に教えていく形で対処していたことを塩官氏の記事は示している。

このような条件の元に、地震などで事故が起きたらどうなるか。

同じ炉形を有する電力会社から技術者を急派しても、元々いる習熟した技術者の完全な代役は務まらない(可能性が高い)し、細部まで的確な助言も難しいということだ。

福島事故後は電力会社相互の交流も深まったとPRされているが、プラント個別のノイズの癖(以前炉心流量で論じたようなノイズに対する対処法の相違もある)や部屋割り、機器配置を把握するには一時の交流では無理で、例えば半年など長期に渡る人の入れ替えを要する(ある事業者OBと話をしたところ、こうした細部での相違のためトラブル対策の水平展開で苦慮し、電力の運転や保修担当者であっても表面的な関わりになるとの厳しい見解を頂いた)。

特に地震の場合、発災1時間位で問題となるのが、運転員。上記の事情から、折角室内にいるのに落下物で怪我でもされてはたまらないのである。

また、東海第二の制御盤は設計が古く、第一世代と呼ばれるタイプに属し、一部は日立大みか工場で製作されたものである。東海第二の炉形はBWR-5で柏崎刈羽1~5号機などと同じだが、制御盤について一言で言うと、完全な別物。以前は東海第二と兄弟プラントの関係にある福島第一6号機や、ほぼ同じと言える福島第二1号機などがあったが、これらの主契約者は東海第二と違うので、制御盤の製造元が同じという確証はない。またこれら2基は廃炉となっており、全国的にも、第一世代制御盤で再稼働審査に臨んでいるプラントは東海第二と島根2号機位である。

つまり、現在残っている原子炉制御盤の中では、東海第二のものは少数派なのである。

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『総合システム工場をめざして 大みか工場20年のあゆみ』日立製作所 1989年P60
※現在では中央の円形上のコア表示はCRTモニタに置き換えされるなど、細部で改造されている。

世界を見渡せばアメリカに同世代のものはあるが、日本メーカーの輸出品ではないし、それぞれ独自の小改造を繰り返してもいる。余り知られていないことだが、習熟した運転員は制御盤の裏面配線も深く理解することが求められる。例えば『エネルギーレビュー』1990年12月号には東電で裏盤の配置に改善要望があったことが記されているし、『火力原子力発電』1998年9月号ではそうした日頃の研鑽が緊急時に役立った例が述べられている。

仮に海外の類似プラントと技術交流を行っても、その種の盤設計、回路設計の詳細はブラックボックスとなる部分が出てくるだろう。一般に海外企業は装置の詳細情報を日本側に開示しないことがよくある。

【3】発災時のワークロード

また、ABWR開発時に行われた既存BWRのワークロード調査を見ると、発災時の運転員への負荷が高いことが明白である。

ABWR型中央制御盤の自動化範囲は,第2世代型中央制御盤における運転員のワークロード分析に基づいて決定した。(中略)この分析の結果,以下のことがわかった。

  • スクラム直後にワークロードのピークが発生する。これは,スクラム直後は安全確保の観点からの緊急操作は不要であるが,実際には給水ポンプの切替えのようにプラントをより安全な状態に導くためにいくつかの定型操作が行われているためである。
  • プラント起動停止時は,タービン・発電機の起動,再循環系での出力上昇,給水ポンプ切替え等,第2世代で既に自動化が導入されてきているが制御棒操作に運転員が長時間専従している。

岩城克彦,大塚士郎,三宅雅夫「ABWR型中央制御盤の開発と完成」『日本原子力学会誌』1997年8月P6

なお、発災がサイト至近の地震動である場合、揺れが収まるまで手動操作は不可能となる。このこともあって、地震動によるスクラムは自動化されている。それを実証した中部電力の研究を示す。

1 まえがき
(前略)プラントの安全性に影響を及ぼすような地震は、その発生が極めてまれで、ほとんどの人が未体験であるため、大地震が運転員のプラント運転操作性におよぼす影響の評価は難しいのが現状である。

本研究では、このような背景のもとに、加振台に運転員を搭乗させ、模擬地震体験を通して制御盤の警報・計器指示値の確認及びスイッチの操作について試験し、地震時の対応性について検討した。

2 研究結果
2-1 地震時のプラント運転員の対応性
(1)試験方法(略)
(2)試験結果(略)
(3)結論
加振台に人を搭乗させ、模擬制御盤とパソコンによる確認及び操作性の試験を行った結果、以下の知見が得られた。
① 地震動が大きくなるに伴い、警報の確認、計器指示値の読取り及びスイッチの操作が徐々に困難となるが、地震による自動停止程度の加速度レベルまでは、顕著な影響は見られず、運転員の対応能力に期待できることがわかった。
② 設計用限界地震に対しては、運転員のアンケートでも操作は困難としており、歩行も容易でないため、運転員の対応能力に期待することは適当でなく、地震により自動停止することは妥当である。

2-2 地震時の椅子の挙動試験(略)

地震時のプラント運転員の対応性に関する研究」『中部電力株式会社研究資料』1995年11月

同論文を読むと分かるが、設計用限界地震としては凡そ水平800Gal,垂直400Gal程度のものが選ばれている。当時としてはかなり大きな値を採っており、内容的にも人の限界を試すものなので、現在でも参考になるだろう。

つまり、地震の場合スクラムは自動で行われても、『原子力学会誌』の岩城論文が言うような「プラントをより安全な状態に置くための定形操作」は、揺れが収まるまで出来ない。他の原因によるスクラムより、揺れが収まって直後の人的負荷は高いだろう。

このように中央制御室が向き合うべき脅威は、少し古い資料を漁ってもかなり見えるものなのだ。

なお、福島事故後、関係者に取材して当時を描いたノンフィクションが何冊か出ているが、「運転」と言う観点をじっくり意識して書いたものはない。これはむしろ幸運なことで、翼賛調の本からさえ、自然体の描写が採取できることを意味する。

【4】結束バンドでお茶を濁す日本原電

翻って東海第二はどうか。

日本原電は中央制御室の安全対策を説明した資料でこの問題に触れている。

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東海第二発電所 事故対応基盤について』(中央制御室への対応)日本原子力発電2018年11月19日
※茨城県原子力安全対策委員会東海第二発電所安全性検討ワーキングチーム(第11回)

福島事故の教訓としてルーバーを止めているレースウェイ(照明器具を留めている金属製の枠)等の部材からルーバーが脱落しないように結束バンドをしたのだという。

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V-2-11-2-11 中央制御室天井照明の耐震性についての計算書」『東海第二発電所 工事計画審査資料』2018年8月17日P2

結束バンド、調べると分かるが、ナイロン製のタイラップ(商標)ではないかと不安を感じる。ナイロン製は耐熱仕様でも経年劣化は避けられない。発熱体である照明や空調の近くで結束しているのであれば尚更だ。金属製なら別だが。

天井耐震化がおざなりとなったのは、福島事故への対応に囚われ過ぎてしまったためだろう。その一方で、天井が崩落したり、建屋内外で汚染が発生した際の応急対策は充実しており、素人目には文句の付けようがない。必要な物品が揃っている割にコストも建屋の大改造に比べれば大したことがないのは、ある意味魅力的だ。新たに配備した懐中電灯やバッテリーなどは目を引くので、世界最高水準と言いたくなる気持ちは分かる。

だが、肝心の最初の地震動には甘い。深層防護思想の基礎をなす前段否定論に従って後段の対策を充実させるのは大切だが、前段の対策も厚く取る必要がある。

何故ならば、基準地震動は建設時の3倍半を越え1000Galに達しているからである。そのような地震動を受けた際に天井部材を支える吊りボルトが折損・脱落しない保証はない。以前の記事で述べたようにあと施工アンカーの信頼が無いからである。また、次に紹介するように、女川の事例があるから計算では信用できない。

【5】女川では地震だけで化粧板や蛍光灯が落下

先に挙げたように原電は「V-2-11-2-11 中央制御室天井照明の耐震性についての計算書」を示している。だが、毎度お馴染み白抜き計算書なので、計算過程に信用を置けない。また、ボルトは新品評価と思われる(劣化に関する記述が無い)。

一方で、現在の基準地震動より遥かに小さな311の地震動で、女川の中央制御室では蛍光灯まで落下している。

3月11日午後2時46分,激しい揺れ。1号機から3号機まで,全て設計通りに原子炉が自動停止。揺れが続く中,関係者が事務棟内の緊急対策室に集合しました。

佐久間:2号機は起動したばかりでもあり,3分後には原子炉の水温が100度未満の冷温停止となりましたが,1号機と3号機の冷温停止に向けた運転操作が進められていきました。

中央制御室の天井からは化粧板や蛍光灯が落ちて床に散乱し,家族の安否もわからない。私たち運転員も平常心でいることはできませんでした。

そのような状況でしたが,非常用の電源は確保され,地震に対する訓練も念入りに行ってきていましたので,「確実に冷温停止までもっていける」と確信していました。

復旧のあしあと 復興のあゆみ>それぞれの現場「声」>女川原子力発電所」東北電力HP

この記述には書かれていないが、レースウェイや吊りボルトの損傷を疑わせるに十分である。

【6】中央制御室天井を改修していた北陸電力

東北電力の場合は被災例だったが、他の事業者との比較でも原電の不適切な対応は明瞭となる。

一般のオフィス・公共施設における天井部材の脱落は阪神大震災から10年程の間に起きた強震動で何度も見られたため、2000年代には補強工事の検証論文や耐震対策を謳ったシステム天井のPRが強まっていた。その中で、桐井製作所が販売していた「耐震天井」というシリーズがある。先の原電資料の断面図には無い筋交い、クリップなどが目を引く。

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天井の耐震対策>KIRII耐震対策とは?」桐井製作所HP

同社はこの種の工事で先行していたのか、2013年までの適用事例を大量に掲載している。

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天井の耐震対策>導入事例 公共施設」桐井製作所HP

この耐震天井、納入実績を見ると北陸電力は2008年に志賀原発の中央制御室に導入(改修)していた。理由は分からないが、志賀原発は異なる炉形を1基ずつ有するプラント(BWR-5とABWR)で、中央制御室の世代も異なり、現場ノウハウに互換性が無い。そのため運転員保護の観点から実施したものと考える。

【7】一般電力施設への適用、震災復旧での天井改修も

この他に目を引くのは、東電の部門を問わない大規模導入(改修)。これは高く評価できる。東日本大震災で失点の山だった東電にとって、隠れた成功というべきだろう。柏崎刈羽の事務棟修繕工事(2007年、震災復旧工事か)などにも適用されている。

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3原発の免振重要棟にも適用されている。相次ぐ余震と水素爆発で天井パネルの脱落が報告されていないのは、距離があったことの他、そもそも落ちないような工夫があったからだろう。

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女川では新しい事務本館に採用していた。以下のリリースを参照すればわかるが、完成は311後だが、着工は2009年であり、増加傾向の所員全般を耐震保護する意図があったのである。

女川原子力発電所では、昭和59年に1号機が運転開始して以降、平成7年の2号機増設、平成14年の3号機増設、さらには平成18年に実施した原子力品質保証体制総点検を踏まえた再発防止対策の一つである「人的資源の適正配分」の観点から、発電所員の計画的な増員を図っているところです。事務本館については、これまで増築などにより適宜対応しておりましたが、今後の発電所員の増員計画を考慮すると、人員に見合った執務スペースの確保が必要となっております。

 一方、発電所では、大規模地震発生などの有事の際に「緊急対策室」を拠点として、発電所設備の状況把握や復旧作業の指示、国・自治体への通報連絡など緊急時の対応にあたることになっております。この「緊急対策室」については、平成19年7月に発生した新潟県中越沖地震を教訓として、地震発生時に確実にその機能を確保するため、国から建築基準法の1.5倍の地震力で設計するよう求められています。

 こうしたことから「新事務本館」を建設することとし、設計にあたっては、今後想定される宮城県沖地震も踏まえ、事務本館全体としての安全性向上を図るため、耐震性に加えて地震後の執務環境確保に優れる「免震構造」を採用いたします。

女川原子力発電所「新事務本館」の建設について ~「免震構造」の採用により、耐震性の向上を図り、「緊急対策室」機能を確保~」東北電力HP 2009年10月29日

事務新館は2011年10月末に竣工した(「女川原子力発電所「事務新館」の完成について~「免震構造」の採用により、耐震性の向上を図り、「緊急対策室」機能を確保~」東北電力HP 2011年10月31日)。

リリースにはないが、在来の事務本館も大量のブレースを纏って耐震補強した状態で311を迎え、現場をよく支えた。

また、桐井製作所の耐震天井は火力発電所等の復旧工事でも導入されている。このような記録は復旧工事誌の類でも残りにくいのでとても参考となる。

【8】日本原電は天井の耐震化を真剣に検討せよ

原子力業界内で民間規格を定めた結果、却って審査などに時間がかかり、遅延要因となることがある。だが、耐震天井は実績を有する以上、そうはならないだろう。それに対し、補強金具すら使わず只の結束バンドでは、如何にも甘いということである。

なお、天井の耐震化に当たっては注意点が一つある。一般の建築物への法規制を所管する国土交通省は、2013年に告示を出した(平成25年告示第771号)。桐井製作所の「耐震天井」を始め、それまで各社が示していた商材は告示対応をしていないので、ラインナップのリニューアルが図られ、既存天井の耐震診断ビジネスも(ゼネコン系などを含め)盛況だ。

例えば、PWRの原子炉建屋受注実績で最大手(恐らく付帯事務施設も受注実績多数)の大成建設は告示771号に合わせT-Ceiling Gridを開発した。現在のあと施工アンカーで吊りボルトを増設する工法だ。

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既存天井の落下防止技術「T-Ceiling Grid」を開発」大成建設HP 2013年10月3日

東海第二の原子炉建屋を請け負った清水建設も、論文を発表している(「部分補強された在来工法天井の動的加振実験とシミュレーション解析」『日本建築学会構造系論文集』707号 2015年1月)。

告示771号の対象範囲は天井高さ6m以上などとなっており、高さ3m程度の中央制御室は対象外と思われる。だが、有用な部分は告示に準拠する価値はあるだろう。

原電は天井の耐震化を、再稼働のためのコストに入れるべきである。また、茨城県など立地自治体や規制庁も改修事例に準拠して、未改修のプラントには耐震計算での「証明」(告示771号でもこの方法は「計算ルート」として認められているが)ではなく、予防的改修を要求する方が賢明だ。

また、天井耐震化が求められる範囲は中央制御室に限らない。事務本館、協力企業棟、体育館、資機材倉庫で天井を有するものなどにも順次適用の必要がある。福島事故では、これらの建物も地震動で天井落下の被害を受け、使用に耐えなかった部屋(建物)が多数ある。5年前に外部電源の問題を論じた際にも書いたが、一般の建築物と同じ耐震Cクラスであっても、新旧の度合いや改修が入っているかどうかでかなり差が生じる。

311前と比べ、大量の可搬式設備を増強したことにより、東海第二も再稼働を前提とすると所員の増加を計算に入れなければならないだろう。また、福島第二と同じような人海戦術に頼るケースでは、待機・休憩場所が耐震化された緊急時対策所だけで収まるとは到底思われない。東北電力が事務本館工事のリリース副題に「緊急対策室」を掲げているように、事務本館自体も使用に耐えるものでなければならない。

なお、東海第二の場合サイトが東京に近いので、本社も同じ対策が必要だが、2018年に新築されたビルに移転しているので、準拠する法令・省令・告示は全て最新のものである。

【9】PWR陣営も無関係ではない

当ブログは特定の企業の天井工法をPRすることが目的ではない。告示に適合していれば何処でも良いのは当然である。だが、ここまで述べてきた問題は他社にとっても反映すべき点を多く含む。当ブログは市民運動家の他電力各社の社員による閲覧も多い。一度再稼働に入ってしまったPWRプラントも多数あり、また、既に耐震化を実施済みの場合もあるかも知れないが、是非参考にしてほしい。

2020年1月30日 (木)

東海第二の配管ルート、冷却装置配置、ケーブルルートはBWR-5の中で最悪だった

以前、東海第二原発について「東海第二の非常用電源配置はBWR-5の中でも最悪だった」という記事を書いた。

今回は、その内容を大幅に追補する。つまり、系統分離をキーに、配管ルート、冷却装置配置についても東海第二が不徹底であることを述べる。また、ケーブルルートについて、東海第二に加えて高浜1,2号機、美浜3号機も分離が不徹底であることを論じる。

【1】序論

当ブログ記事の特徴は福島事故後の回顧談に依存していないことにある。

一方で、高浜1,2号機訴訟にて原子力コンサルタントの佐藤暁氏が意見書を提出し、次のように初期プラントの系統分離が不徹底であることを述べている。

設計の旧さ

設計には、さまざまな段階と分野の設計があるが、建屋の配置設計は、火災防護、溢水対策、竜巻対策の点から、多重化された安全系の物理的な独立性を確保する上で特に重要である。旧い設計においては、細部において不備があり、同一の室内にA系とB系の開閉器を設置していたり、あるエリアで発生した内部溢水の水が、床ドレンを通って別の安全設備が設置された部屋に逆流する設計が見過ごしされていたりなどの問題も後になって発覚したことがある。(中略)ケーブル布設のレイアウト設計も、古いプラントにおいては、新しい分離要件に適合していない箇所が多い。

(中略)設計不良や設計上の劣等性は、旧いモデルほど、古いプラントほど多く抱えている。商用運転に入ってから是正が可能なものもあるが、配置設計や布設設計に関わるものの中には、大型の開閉器や非常用ディーゼル発電機、電源系・計測制御系の電気ケーブル布設など、対応が大掛かり過ぎて、著しく困難なものもある。これらの電気設備は、特に、火災や溢水の影響を受けやすいが、このような困難のため、根本的な改善を施し難い。

佐藤 暁(原子力情報コンサルタント)「高浜原子力発電所1.2号機および美浜原子力発電所3号機
の運転延長認可申請に関する意見書」2017年10月P57-58
※P74-75でも同趣旨の指摘がある

色々挙げられている内、先の私の記事では電気室や非常用電源の配置に問題があることを示した。その後、東海第二訴訟準備書面でも私の記事と同趣旨の主張が取り込まれている。また、これから当記事で検証していく内容と照らし合わせても、佐藤氏の意見書は一般論としては十分な説得力を持つ。

ただ、配管経路、冷却装置レイアウトについては、明記されていない。1970年代末と言えば、原子力開発のペースは早く、技術の移り変わりも急であった。難燃ケーブルのように兄弟プラントで真逆の道を辿った例さえある。そういう中で個別のプラントについて論じる際は、「電気ケーブル布設設計」も具体例が必要となる。

本来そういった情報を開示する責任があるのは電力会社やプラントメーカーなのは言うまでもない。だから、情報的優位を得るために非開示の範囲が大きく取られている場合には、市民側が一般論や抽象的な議論に重きを置くことになっても、正当に評価されるべきであるという話を、四国電力を例に論じたこともある。しかし、既に情報が入手出来る部分については、新たな情報開示を待たなくても、ある程度具体的な議論が出来る。

【2】配管経路に関する情報の少なさ

一方、元東芝の小倉志郎氏はよく原子力関係の勉強会やシンポジウムで配管の複雑さを示す為、70年代に自身が投稿した論文に掲載したBWR概略フローシートを示していた。

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大衆向けの宣伝パンフで簡略化された図と違って、BWR概略フローシートを見るだけで配管が沢山あることは理解出来る。しかし、これはシステムを示した図であり、個々の配管が建屋内外をどのような経路で布設されてるかを表したものではない。鉄道の路線図と、地図に書かれた鉄道路線との違いのようなものである。この件に限らず、官庁提出資料や専門誌論文でもその詳細が示されることはほぼ無いと言って良い。

配管経路を明らかにするとテロ対策上の問題が大きいからだろう。私もそういう情報は持ってないしテロの手引きなどしたくないので、表現には苦労していたところである。

そこで、具体的な配管経路を示すのではなく、その設計思想の変遷を確認する。

【3】初期の設計思想

原子力黎明期の1960年代に、アメリカは設計基準(GDC,General Design Criteria)を発行していたので、日本も国内の基準だけではなく、GDCなども参照して福島第一などを建設してきた(東海第二もそうだが、GEに設計を依頼しているケースでは、設計者的にはGDCの方がむしろ最初に意識するルールだったかも知れない)。GDCを引用するとこの記事が更に長くなるので省略するが、重要な安全系は系統分離するような規定が初期から盛り込まれていた。しかし、かつての日本の公官庁が告示していた省令・規則のように、「これこれの配管は何m離しなさい」といった仕様規定ではなかった。そのこともあってだろう。過去に電気関係の話で説明したように、それは十分なものではなかった、というのが佐藤暁氏の語っている話の背景、と私は考える。電気回路的には多重化していても、一つの部屋に押し込まれていた件などはその典型だろう。

とは言っても、探せば公開文献がある原子力の世界で、必要以上に福島事故バイアスのかかった回顧談に依存することは問題であり、俗っぽい話をすると、訴訟での勝率がいまいちな原因の一つとなっていると思われる(啓蒙なら回顧談だけでも良いが)。そこで、東海第二の配管設計がスタートした頃に出た文献から引用してみよう。

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玉井輝雄,石井正則(共に石川島播磨重工)「原子力配管の安全設計」『配管』1973年10月

程々ベテランの原発技術者で自己弁護に長けている人の場合は、上記のような記事に書かれたことを覚えており「我々は初期から系統分離はやってきた。だから東海第二も問題ない筈だ」と強調するだろう。インタビューに依存しているジャーナリストはこの時点でかなりが騙される。

なお、論文著者の石井正則氏は2年後にも配管経路に言及した論文を投稿している(「原子力配管設計手法の概要‐安全設計の立場から‐」『圧力技術』1975年3月)。その内容は『配管』の記事と概略同じなので省くが、誌名に「原子力」と入った専門誌(複数該当)ではないこと、『配管』に関しては高度成長期の終焉とともに10年の短命で手仕舞いされたことが特徴的だ。

【4】福島第二2号機で改善されていた配管経路

次に、今回、東海第二の配管を製造した日立機材工業の社史に配管経路の記述があったので紹介する。1960年頃に日立本体から分社化されて10年余り、火力・原子力発電の配管設計・製造・現地工事を主たる業務としてきた。製造を担当した範囲はECCS系全てを始め、バウンダリ内外の重要な配管ばかりである。

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「第14章 原子力配管」『日立機材工業二十年史』1980年8月P201

文中のNT-2とは東海第二を示す記号(1Fが福島第一を示すのと同じ)。日立にとっては東海第二の次に着手したプラントが福島第二だった。共に炉形はBWR-5で出力も同じ110万KWである。ただし、福島第二は当時通産省の主導で推進された「改良標準化」の研究成果を大々的に適用したプラントでもあった。

引用部には載っていないが『日立機材工業二十年史』によると、改良標準化設計を採り入れた福島第二2号機の配管総重量は5000tである。これに対し、東海第二の配管総重量は3800tである。福島第二2号機の方が分量が多い。福島第二では「海水の通る配管を原子炉建屋に入れない」ことを設計思想としたので、前面に熱交換器建屋を設けた。このことも配管延長が延びた理由だと思われるが、系統分離を徹底すると迂回や多重化を必要とする配管が増えたのも一因であるのは明白だろう(なお、熱交換器建屋の有無に関しては、別の機会に改めて論じる)。

私は福島第二に関してはそれほど調べていないが、配管経路に関する改善事項が明記されているものはありそうでなかなか見つけられなかった。それが漸く見つかったのである。

改良標準化の一般的説明としてATOMICAを確認してみる。目的に標準化による信頼性の向上や被曝量の低減は掲げられているものの、系統の分離による事故対策の強化は明記されていない。よって改良標準化計画を参照しても、事故対策の話は余り見えず、外部の者が調べ物をする際は、関係者の話を集めてく中で手がかりを得るしかなかった。

だが、今回の資料で配管経路の設計思想の変遷が分かった。東海第二が残存BWRの主力であるBWR-5の中では最初期の設計であることを加味すると、分離設計の水準は電気室同様、極めて幼稚なレベルと判断した方が良いだろう。佐藤暁氏はケーブル布設のやり直しの困難さに触れているが、配管の場合はケーブルより更に難しい。原子力配管の中味は基本的に蒸気か水となるが、水の場合は低きに流れるのでケーブルと違って上下方向への移動が簡単には出来ないからである。物量と規模の問題に加え、そうした事情からも、経路の変更はほぼ不可能である。

【5】BWR-5のECCS構成

配管経路にしてそうだから、安全系の設備についても同じようなことが言える。

後で引用文にも出てくるが、BWR-5の非常用炉心冷却系(ECCS)はどこのプラントも3系統に分離されている。ここで言う「分離」とは同種の配管系が複数あることを意味する。

  1. 高圧炉心スプレイ系(HPCS)
  2. 低圧炉心スプレイ系(LPCS)
    低圧炉心注入モード(RHR-A系)
  3. 低圧炉心注入モード(RHR-B系)
    低圧炉心注入モード(RHR-C系)

注:BWR-5の場合、隔離時冷却系(RCIC)はECCSではない。これは、BWR-2(敦賀1)やBWR-3(福島第一1)にて非常用復水器(IC)がECCSとして扱われていなかった習慣を引きずっている(米国はICをECCSに位置付けているようだ)。ABWRではRCICもECCSとして扱われる。なお、RCICは高圧からの注水が可能なためか、LPCS,RHR-A系と同じエリアに配置され、HPCSとは離される傾向が見てとれる。

掲載は省略するが設置許可申請を見ても、電気回路(所内回路の単線結線図)上も3系統に分かれている。東海第二も同じである。

【6】東海第二におけるECCS(RHR)のいびつな配置

次に、近年の再稼働審査で提出された東海第二原子炉建屋地下階の平面図を示す。安全系機器を系統分離するためには、物理的にも異なるエリアに配置されていなければならない、という原則は守られており、隣のエリアとは厚い壁で仕切られている。

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「添付3第4図 地階平面図」『設置変更許可申請書 本文及び添付書類の一部補正』(日本原子力発電) 2017年11月8日
※赤字加筆。図左側はタービン建屋

一方、東海第二運開の翌年に掲載された『配管技術』1979年2月号を読むと、系統分離についての記載が先の『配管』1973年10月号の記述より徹底されていることが分かる。

3.配管配置
3-1 機器類の相対位置

系統を構成する機器類は、それぞれの機能を満足させるための相対位置が明確にされなければならない。相対位置関係の点で、安全上最も重要な事項は、次節に述べる機器分離と系統分離である。

(中略)弁やスペシャルティズの類からポンプや熱交換器にいたるまで、系統を構成する機器には、その機能を満足させるための条件が要求されていて、それらの詳細については系統設計仕様書等に明記されることになっている。

しかしながら、実務上はこれらの配置上の要求事項は、一つの図書に集約されることが望まれていて、たとえば配管計装線図上に表示することが行われている。

3-2 機器分類および系統分離

安全上重要な機器または系統の多重性を確保するためには、物理的な機器分類が実施されなければならない。なぜならば、ミサイル現象(引用者注:兵器ではなくタービンミサイルを指す)、火災、冠水現象、等のような事象に際して、多重性のある機器や系統の機能喪失が同時に生じるようなことがあれば、多重性の意味が全くなくなるからである。例えば、第2図(引用者注:後程示す第1図の誤記)は最近のBWR形原子力発電所の原子炉建屋の例であるが、(中略)非常用炉心冷却系の構成系統が、それぞれ独立した区画に配置されていることがわかる。すなわち
(1)高圧炉心スプレイ系統
(2)低圧炉心スプレイ系統および残留熱除去系低圧炉心注入モードA系
(3)残留熱除去系低圧炉心注入モードB系およびC系
の3つのディビジョンに分離されている。

この分離は完全に行われていて、それぞれの区画はコンクリート製の障壁が設けられていて、空調系やドレン収集系に対しても独立分離されている。また、保守・点検等のためのアクセス・ルートもそれぞれ独立に確保されている。この分離は系統として要求されているため、当然ながらディビジョン(1)の高圧炉心スプレイ系統に属する配管が、他のディビジョンに属する配管と同室内に配置されることは許されない。

また、原子力発電所の場合、保守・点検時の放射線被ばく低減対策等の点からも、分離配置が必要となることがある。たとえば、原子炉冷却材浄化系のポンプのように、並列に2台用意されていても、この系統が高放射能のため、もし同一の機器室内に配置されているならば、1台のポンプに異常が起こった場合に他の1台を運転させたままで保守・点検を行なうことは事実上不可能である。したがって、適切な系統分離が実施されなければ、結果として2重化にする意味がなくなることがある。

3-3 配管展開図

前節の分離を確実に行うためには、分離のための具体的な設計基準、たとえばどの配管とどの配管は同一機器室に配置してよいとかを明確にしなければならない。さらに、区画の大きさ、たとえば第2図(引用者注:後程示す第1図の誤記)の高圧炉心スプレイ・ポンプ室の大きさを決める場合、その区画に配置されるべき全ての物量が、実際にその区画に適切に配置され得ることが証明されなければならない。このような実務がいい加減に処理されて機器配置および建屋躯体が決定されると、いくら立派な設計基準があっても、結果として安全性確保のための分離がなされないことは論を待たない。

橋本正義(石川島播磨重工)「BWR原子炉系配管の安全設計実務」『配管技術』1979年2月P109-110

『配管』での記述が離隔に留まっていたことに比べ、『配管技術』では補助的な関連システムを含め部屋自体を分離することや、設計品質(設計基準が完全に反映されているか)まで言及しており、より徹底している。

東海第二の配置に照らすと、ECCSは3系統とも別室に分離することは一応出来ているようだ。配管経路は描かれていないので読み取れないが。

一方、『東海第二発電所建設記録』の配管設計を読む限り、GE/EBASCOから送られてくる設計は「いい加減」そのもので、日立での大幅な手直しを要した事が記されている。これから系統分離が不徹底であることを図を交えて説明するが、そうなってしまった遠因ではあるのだろう。

次に上記『配管技術』で紹介されている配置例を示す。

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「BWR原子炉系配管の安全設計実務」『配管技術』1979年2月P108
※後の説明と係るが、主蒸気管は上階にあるので描かれてないが恐らく図の下方に向かう。図の下方の□はサンプと呼ばれる余剰水(漏水含む)を集めて貯める場所であり、四角形の穴が掘ってある。

比較すると、東海第二はRHR系が建屋の左側に偏っている。炉心から3つのRHRへ直線を引いた時の扇の角度を確認すると、東海第二は45度程度しかなく、分離はしていても分散配置にはなっていない、といったところだろう。だが、『配管技術』の例は150度程度あり、分散も徹底されている。

東海第二のECCSは別室にすることは出来ていた。その意味では電気室よりは遥かにマシである。だが、『配管技術』論文に書かれている火災・冠水に対し、RHRは本質的に弱さを残している。勿論、21世紀に入ってから問題となっている、航空機突入や(兵器の方の)ミサイル攻撃による、一方向からの建屋躯体の破壊に対して、十分対応出来ない配置である。

このような設計上の劣位は以前の電気室記事で取り上げた「国内BWRプラントの非常用電源設備の配置について」掲載の配置例と比較しても同じである。

【7】東海第二だけが主蒸気管トンネルの下にECCSを配置

それどころか、「国内BWRプラントの非常用電源設備の配置について」と東海第二を比較すると、東海第二だけが2階(中2階)の主蒸気管/給水管の直下にRHR(恐らくRHR-B系、C系)を配置している。

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「添付3第5図 タービン室および原子炉補機室平面図」『設置変更許可申請書 本文及び添付書類の一部補正』(日本原子力発電) 2017年11月8日
※赤字加筆。図中央左の太い管が主蒸気管と給水管である。

主蒸気管破断は黎明期から典型的な事故想定として扱われているが、福島事故後は噴出した蒸気による水蒸気爆発から建屋を守るため、ブローアウトパネルが新設されたほど警戒されている(「東海第二発電所 格納容器内の冷却・閉じ込め設備への対応について」『日本原子力発電』2018年6月18日スライド3-2-19)。

東海第二より前の設計であるBWR-4等を含め、他の炉形では主蒸気管トンネルの直下にECCS関係のポンプ(および電気室)を配置した設計は見られない。この2つのRHRと主蒸気管トンネルの間は各室の扉で隔てられてはいるものの、階段なども見受けられ、隔壁で絶対的に分離されているようには見えない。東海第二のような配置を採ると、主蒸気管や給水管の破断時に影響を受ける可能性は否定できないので、他のプラントでは避けたのではないかと推測する。

更に、福島第二2号機運開時の『日立評論』特集を読むと、ECCSポンプ室水あふれ対策として建屋排水管はポンプ室を通過させないように設計するなど、溢水へ気を使った設計改善をしていた(「プラントのシステム設計」『日立評論』1984年4月P17)。つまり、以前のプラントでは建屋排水管をECCSポンプ室を通過させていたということである。主蒸気管破断の際は大量の注水が行われるし、主蒸気管ではなく給水管が破断することも考えられるだろう。この点からもRHR室は溢水に弱いのではないだろうか。

3系統ともRHRが使用できなくなった時に、どのように最終ヒートシンクを行うのか。福島事故後に可搬式の海水ポンプ車なども配備されたが、その使用法は他プラントに比べても更なる工夫を要するのではないか。2019年台風15号やそれを上回るスーパー台風から防護するための頑丈な車庫、水戸気象台で‐11℃を記録したこともある東北並みの過酷な厳冬期でも確実に起動できる寒冷地仕様となっているか、などの視点からの検証も必要となるだろう。

規制庁は新規制基準に当たり、建屋の損壊についても審査対象としているが、そのような過酷なケースではこの配置は後続プラントに比較して劣っている。火災や浸水の場合も、壁の隔壁に地震動や経年劣化による漏洩口が生じてしまうと、この配置は弱い。安全系の配管はこれらに接続するものだから、日立機材工業の記述を裏付けることにもなる。

【8】ケーブル分離基準の不徹底

ケーブルルートの問題については、これまで入手した建設記録の類は直接的には不十分な言及しかしていない。しかし今回は、ケーブルルートの質を決める要素として分離基準に着目して論じる。

以下は主に古河電工の技術者が投稿した「原子力発電所の配線の設計と布設について」(『FAPIG』1982年3月)による。

アメリカでは原子炉緊急停止系および非常炉心冷却系などの安全区分を1Eと呼び、その系統に使用されるケーブルを1E級ケーブルと呼んで他の一般ケーブルと区別している。1E級の分離基準についてはIEEE Std 384という規格が1974年に試行基準(trial use Standard)として示され、1977年よりIEEE Std 384-1977(Criteria for Independence of Class 1E Equipment and Circuits)として正式発行した。

また、系統分離の他、難燃性要求、布設、試験等について、広汎に関係規格を引用・体系づけるIEEE std P690(Design and Installation of Cable Systems for Class 1E Circuits in Nuclear Power Generating Stations)という規格(いわば規格を並べる規格であり、それでも不足する内容のみ文章で補足しているとのこと)が作成されたが、1978年段階でも「草案」扱いであり、Pの文字が取れてIEEE std 690として正式発行したのは1984年のことだった。

一般ケーブルに対してのとりまとめ規格はIEEE std 422(IEEE Guide for the Design and Installation of Cable Systems in Power Generating Stations)が担っており、これの正式版は1977年発行である。IEEE Std 690発行前は、1E級ケーブルもIEEE std 422を参照して計画・布設していたと言われる。IEEE Std 422が分離基準として呼んでいる規格は先の試行基準IEEE Std 384-1974であった。

その他の違いとして、IEEE Std 422は分離と離隔の概念をSeparationと表現していたのに対して、IEEE Std P690では離隔をSegregation、分離をSeparationと別の概念として表現するように改善されている。

先の『FAPIG』記事によれば、この間、日本ではケーブルの分離基準に相当する国内規制は(総合的にまとめたものは)何も制定されなかった。つまり、東海第二の分離基準はプラントメーカーによる社内規定(当然非公開)などの他は、一般論としてのGDCやIEEE規格に頼っていたのである。

求釈明や質問の機会等があれば、東海第二がIEEEのどのような規制に準拠して建設されているのかを確認するべきである(高浜など他のプラントでも同様だが)。

ただ、1977年と言えば、以前難燃性ケーブル規格IEEE Std 383‐1974について取り上げた記事で述べた通り、東海第二はケーブル布設工事を完了し、延焼防止剤の塗布した年である。つまり、1977年のIEEE基準を東海第二に適用する余地は乏しかったと見るのが妥当だろう。何せ1974年の難燃性ケーブル規格すら取り入れてないのであるから。

まとめとして『FAPIG』記事を執筆した古河電工による説明を引用する。

V.3.分離基準

原子力発電所等においては、多くの場合トレイまたはコンジット中にケーブルを多条に布設することにより電路を構成している。ある一つの電路のケーブルまたは機器に火災が発生した場合、それが他に延焼したり損傷を与えないように充分な距離をもって分離するか、あるいはこれと同等の効果をあげるような処置をしなければならない。きわめて大ざっぱに言えば、この方法について述べたものが分離基準と言えるであろう。(IEEE Std 384-1977)筆者等はユーザーの参考のために簡単な試みの実験を行ないその一部を報告している。ただし分離基準全般に対しカバーしているような内容ではない。米国のサンディア研究所のL.J.Klamerus等は大規模な分離基準に関する実証実験を行なっており参考になろう。大規模な実証試験とともに火災の科学、火災の解析の進歩が望まれ、その学問の応用の分野の一つである。

「原子力発電所の配線の布設と設計について」『FAPIG』1982年3月P51

このように、日本を代表する電線メーカーであっても、IEEE規格で定めた内容を全て包含した延焼試験を行っている訳ではない状況だった。技術雑誌の記事は新規性を売りにするという性格を踏まえると、事情は日立電線も同様だったと考えられる。つまり、ケーブルルートの質を決める、分離基準の面からも、ノウハウ蓄積の面からも、東海第二は他のBWR-5プラントに比べて劣っていたと言える。

2016年頃に後続プラントの柏崎刈羽にて、ケーブル分離が不徹底だったと問題になったことがある。プレスリリースの写真を見た感じでは修正可能なレベルだったので、自主的に公表したのだろう。東海第二に比べれば遥かに基本的な条件が良いプラントでもそうしたミスが見つかるのだから、実態は推して知るべきだろう。

【9】分離基準の古さは関電の初期原発も同じ

なお、規格発行年とノウハウ蓄積という観点から見て、東海第二と同時期以前の運開であり、やはり再稼働を目指して改造中の高浜1,2号機と美浜3号機も事情は同様と考えられる。

そのことを示す論文として「改良標準化加圧水型原子力発電所高浜3,4号機の完成と運転経験」(『日本原子力学会誌』1986年10月)がある。

同論文では1985年に運開した高浜3,4号機の新機軸としてP46で次のような点を挙げている。

  • 多重系におけるケーブルルートの分離
  • ケーブル処理室における耐火壁での分離
  • 難燃ケーブルの使用(制御盤ではテフロン線を採用)
  • 制御盤にて、接点を金属ボックスに収納したスイッチを使用(防火対策)

これらは高浜1,2、美浜3には採用されていない設計思想である。廃炉になった玄海1,2号機では1999年頃に制御盤の全面更新を実施したことがあるので、同様の処置を行うのであれば、難燃ケーブルを全面的に使用し、スイッチの防火対策を取った制御盤に入れ替えることは出来る。しかし、それ以外はいずれもバックフィットは困難と考えられる。

2020年1月 7日 (火)

【笹子トンネルと同じ】東海第二原発で大量に使われたケミカルアンカーの問題点【後年は使用禁止】

【1】はじめに

運転開始から40年を迎える東海第二原発の再稼働問題だが、訴訟の方は証人尋問が始まり、大詰めを迎えている。

同原発については一般的な原発の危険性~例えば地震・津波・テロなど~の他、次のような問題点が指摘されている。

  • 事業者が日本原子力発電であることによる弱体な経理的基礎の問題(福島事故を起こした東電から支援を受けている)
  • 運転開始から40年以上経過した老朽原発であること
  • MarKII格納容器を採用しているためメルトスルーが起きると水蒸気爆発リスクが高いこと
  • 近傍にひたちなか港があるため、津波襲来時に大型船の衝突リスクがあること
  • JAEAの再処理工場など、他の核施設が近傍にあり、災害時は互いに悪影響を与えること
  • 首都圏唯一の商業原発であることなど立地上の問題(30km以内に90万人以上の人口が集中)

上記に加え、他にも色々と見落とされていることがあるため、私のブログでは更なる問題点の抽出を行なってきた。詳しくは当ブログカテゴリ「東海第二原発」などを参照して欲しいが、概ね以下に集約される。

  • 難燃ケーブルを採用せず設計・建設された(同時着工の福島第一6号機は採用)
  • 電気室が分散配置されていない(柏崎刈羽等は分散配置。社会への自主申告は無し)
  • ケーブルを敷設する際に大量に傷をつけた上、全て把握・補修されているかが不明瞭
  • 外部電源を耐震化する機会を何度も見送った(311で被災しても学習せず)
  • 津波対策は茨城県に指摘されて開始したのに自社だけの手柄かのように宣伝した
  • 研修で受け入れた炉主任が自尊心を満足させるために内部情報を流出させ、政治工作を自白(へぼスキャンダル)
  • 可搬式設備を充実させるも気候変動には無力(2019年台風15号は千葉市でトラックを横転させた)

要するにこの会社もまた、先達の代から大した安全文化など持ってないし、当代もお寒い限りということである。

今回問題とするのもそうした課題の一つ、ケミカルアンカーである。私は土木・建築分野の専門家ではないことをお断りしておくが、今回の記事は良い問題提起になったのではないかと思う。

結論から言うと、後に建設された原発では使用を禁止されているにもかかわらず、工期に追われた東海第二では施工の簡便さから大量に使用されていた。また、福島第一原発や笹子トンネルなど、同様のアンカーを使用して事故を起こした例が複数ある。更に、施工不良の疑惑が指摘されたり、高温環境での耐力が後発製品より悪い等々、中々の大問題を内包しているのである。

それでは、次節より具体的な話に入って行こう。

【2】ケミカルアンカ-とは

ケミカルアンカーとは、あと施工アンカーの一種である。

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今回取り上げる代表的なケミカルアンカーメーカー、日本デコラックス社HPより

基本的なことから説明すると、アンカーとはコンクリートの躯体から突き出た金物を指し、機器や配管等を固定する用途に用いられる。従って建築の他、配管や電設の分野でもしばしば登場するが、国家資格では管工事施工管理技術検定(空調・給排水設備工事分野で必要となる)で出題される。

建築設計の順番からは、各部屋に配置する機器やケーブルトレイ等の寸法が判明していると都合が良い。その場合、どこにアンカーを配置すれば良いかを決めて配置し(配置図をアンカーマップとも呼ぶ)、そのままコンクリートを打設して埋め込んでしまう。これを埋め込みアンカーと呼ぶ。

あと施工アンカーも、建築物の内部に重量のある構造物、例えば床側なら各種制御盤や機械、天井側なら吊り天井やケーブルトレイなどを固定するために使用するのは同じだ。だが、こちらはコンクリート打設後に打ち込むものを指す。出来れば使用したくない部材であり、最近の建築施工系の参考書ではコンクリートの増し打ちなど、緊急時のみ使用するようにと注釈してあるものを見かける。

コラム
あと施工アンカーは耐震壁を追加する場合にも使われるが、その場合少なくとも2つ以上の方向で既存の躯体に拘束されている。これに対して金物として使用する場合は一方向のみで躯体と拘束する。壁に金物を接着した場合、金物は構造力学の初歩である片持ち梁となる。引き抜けやせん断に弱くなるのはこのためであり、当記事で問題とするのは、壁の追加ではなく、機器・配管・ダクト・ケーブルトレイの支持を指す。

あと施工アンカーは打ち込んだ際にボルトの先端が開いてコンクリートに食い込む金属拡張型アンカーがある。そのほか、ボルトが開かない代わりに内部から接着剤が染み出してコンクリートと密着固定するものがあり、これをケミカルアンカーと呼ぶ。80年代の建築系論文では「樹脂アンカー」とも呼ばれ、近年では「接着系アンカー」と呼んだ方が通りが良い様だ。金属拡張型より現場投入は数年遅れ、1969年頃製品化され、すぐに原子力発電所の配管サポート用に使用された(『建築技術』2018年4月P101 )。

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接着系アンカーボルトの強度発現原理等に関する既往の知見』国土交通省 2013年3月27日

【3】黎明期の設計指南と日立が島根1号機で学んだこと

配管設計者(プラントメーカー側)は、基本的には埋め込みアンカーを使用したいので、建築側の図面情報を十分収集することが求められている。これは原発黎明期から変わらない。

5-8 基礎 架構 建屋などの図面
機器架台 パイプラック 操作架台 コンプレッサーなどの建屋 ポンプ類の基礎の大きさ 高さ 位置などについては 配管レーアウトに基づいて夫々の資料が出されているので これに従った図面であれば問題ない訳であるが 然しこれ等の資料はあくまでも柱 梁などの中心寸法 外形寸法などのみで柱 梁などの大きさ 小梁の位置については明示しておらず これらの詳細についてはやはり土建設計技術者の設計に従わなければならない。それ故 梁 小梁 プレスなどの位置 太さなどを十文チェックし これに当たらない様 配管経路を決定しなければならない。又地下埋設配管の場合にはその配管経路を決定するのに基礎との関係で大きく左右され しかも基礎は地上に出ている部分よりも地下にかくれている部分が大きいのでその深さ 大きさ等に充分注意する必要がある。

『配管図面の読み方・描き方』日本工業出版1972年8月P74

日立が手掛けた原子力プラントとしては東海第二に数年先行して島根1号機がある。島根1号機でもあと施工アンカーを使用したが、金属拡張型であったと回顧されている。

埋め込み金具に作用する荷重を許容荷重内に分散させる等の問題、特に、埋め込み忘れ、枚数不足等で荷重を分散出来ない対策は日立と協議して日本ドライブイット(株)製のメタルアンカー(ホオールインアンカー)を使用することを前提に顧客の所内変圧器基礎の一部を借用してメーカーと引き抜き、破壊等の実証試験をして健全性を確認した試験結果を顧客に提出して許可を得て使用した。

高島貞夫「中国電力(株)殿島根原子力発電所1号機 配管支持装置(配管サポート)設計の思い出」『日立原子力 創世記の仲間たち』2009年P458

引用部分からは省いているが、高島氏によると島根1号機であと施工アンカーを使用した理由は、相次ぐ詳細設計不備、各部署間の情報共有に時間を取られ、或いは失敗したことなど、大型プロジェクトにつきもののトラブルのためだった。現在の一般の建物でも内部機器のレイアウト、寸法、ルーティングのいずれも設計変更となる場合があるし、ある用途で確保した部屋を転用したり、追加の機器が入ることもある。そういった場合はあと施工アンカーに頼って固定せざるを得ない。

『電気と工事』の1969年以降数年の広告欄を確認してみると、発売されたばかりのデコラックス製ケミカルアンカーのPRは無く、毎号載っていたのがドライブイットの施工器具だった。発売当時は実績もドイツの資料も十分翻訳されていなかったことが伺える。

【4】東海第二の実情

以前から述べているように東海第二と福島第一殊に6号機は同型同世代の兄弟機と見なして良い。よってこれから紹介する東海第二の事例では、随時福島第一の事例も挙げていくが、島根1号機のような先行事例で痛い目を見たからか、出来る限りは「あと施工」ではなく事前に埋め込むべく努力していた。

工程上の留意点

福島原子力発電所6号機着工準備の中から、特に設計上、施工計画上、あるいは工事工程上留意した点を述べてみたいと思います。

(中略)原子炉建屋の基礎マットが格納容器の一部となるためにPCV,RPVのアンカーボルトと多段鉄筋の交錯などの解決、検討、コンクリート仕様の研究など鋭意進めねばなりません。

建築課「福島原子力発電所(第6期)6号機いよいよ着工」『原子力ふくしま』No.7 1973年2月P12

下記の鹿島の技術者による記事に示すように結局、アンカーの問題は大量の支持金具を事前に並べておき、後で使う方法が引き続き採用された。

原子力発電所の配管、ケーブルの類はおびただしい量である。これらの配管は全部建(引用者注:建物の誤植)の壁や天井から支持される。従ってコンクリート打設中にそのアンカーを埋込まなければならないが、正確に設計して埋込むことは容易でなく、アンカーをつけた25cm角位の鉄板を碁盤目に埋込み、後日とりよい鉄板に溶接して配管を取付けるのが通例である。この鉄板の数は一基の原子力発電所で15000~20000枚となり、図面に合はせてコンクリートに埋込む役は結局土建側となってしまう。

名井透(鹿島建設原子力室長代理)「原子力プラント建設における土建工事の概要」『配管技術』1974年11月P158

だが、結局島根1号機での失敗を繰り返す形となり、先行プラント以上に大量のケミカルアンカーが打ち込まれたのである。その顛末は日立の『東海第二発電所建設記録』にあった。第3編第4章で詳細設計で生じた問題として、第4編第1章で施工記録として記されている。

※この建設記録、「東日本震災救援になぜ原子力空母か」『Emergency』(世田谷九条の会)によると、元は日立製作所社員だった中村敏夫氏による公表だったらしい。私が持っているのはPDFである。

第3編の方は要約すると、設計がGE担当だったので子会社のEBASCOが埋込み金物の計画を立てたのだが、日立自身が詳細設計した島根1号機と同様に、上手くいかず、金物が不足する事態となり「ケミカルアンカー打設図が必要となった」と結ばれている。以下の第4章の記述はそれを前提に読んで欲しい。

Nt2construction_record_no4p2481

「第4編第1章3.11 ケミカルアンカ」『東海第二発電所建設記録』P248左

Nt2construction_record_no4p2482_20200107000001

※以下、試験詳細省略

「第4編第1章3.11 ケミカルアンカ」『東海第二発電所建設記録』P248右

Nt2construction_record_no4p2501

「第4編第1章3.11 ケミカルアンカ」『東海第二発電所建設記録』P250左上

Nt2construction_record_no4p2502

「第4編第1章3.11 ケミカルアンカ」『東海第二発電所建設記録』P250右上

全文はこちらを参照のこと。なお最後に使用箇所一覧表が載っている。

何と言っても驚いたことは、内部資料を読んで初めて大量使用の実態が明らかになったという事実だ。その数はどうも先行プラントより多く、東海第二の世代に特徴的なようである。日本原電が311後の再稼働に向けて提出した審査資料は膨大だが、このような情報は目にした事が無い。

※後述の『東海第二発電所 機械設備の技術評価書(運転を断続的に行うことを前提とした評価)』「16.基礎ボルト」では触れているが、本数や施工にあたっての考え方などは分からない。

一般のビル建築に比べても実に特徴的だ。偶々、東海第二と同時代に建設された『新宿センタービル計画・実施記録』(1979年竣工、大成建設施工)を並行して読んだ。映画『君の名は。』で主人公が就活に訪問するシーンに登場する、ブラウンの入った灰色の姿が特徴の副都心の高層ビルである。同ビルでは不規則なあと施工アンカーの大量使用などは全く行われていない(機器の据付に埋め込みアンカーを使用したと思しき記述はある)。

※高層ビルと原発では姿形も用途も全く違うではないかと思われるかもしれないが、一歩踏み込んで比べる意味はある。例えば、ビルの方はゼネコンのみが主導権を握り、プラントメーカーとの二本立てでは無い。また、用途はある意味手垢のついた常温のオフィスであり、過酷条件で動作する特殊機器などは不要。しかも設計の標準化、モジュール化に向いている。そうしたことを改めて実感した。

ケミカルアンカーの打ち込みは、ゼネコンの清水建設とプラントメーカーの日立双方が実施しているが、一つには先の『配管技術』に述べられている埋め込みアンカーと似た分担感覚が影響しているのだろう。

また、『配管技術』によれば埋め込み金具はプラント1基辺り最大20000枚とのことだった。これに対して日立は25800本のケミカルアンカーの内約半分を担当しており、ケミカルアンカーにより追加されたプレートは約3000枚である。清水建設が追加したプレート枚数の一覧は無いものの、日立と同数とすればやはり3000枚程度と推定出来、合計6000枚となる。元の埋め込み金具を20000枚とするとその30%程度の分量に相当すると思われる。

【5】市民による指摘-アンカー切断-

311以前の反対運動事情には明るくないのだが、市民側からこの件を指摘した例で私が知っているのは、寺尾紗穂『原発労働者』(2015年)によるものだ。以下、引用する。

原発施工者が地震を恐れる理由

1940年生まれの斉藤さん(引用者注:斉藤征二)は、81年に組合を立ち上げたあと、浜岡原発5号機の建設に携わり、2000年に退職している。

敦賀原発内部での仕事は主に配管工として70年代に経験したが、今も心配するのは、原発のコンクリート劣化だ。

原発の天井には、重いところで100~200キロの配管の束がぶら下がっている。2012年に起きた笹子トンネル事故のときも話題になったケミカルアンカーは、コンクリートに埋め込むネジやボルトの一種だが、ねじ込んだ衝撃で接着剤が出て固定されるタイプのもので、原発内にも使われている。

「原発は鉄筋がいっぱい入ってるんです。その中にケミカルアンカーを入れようとすると、何かにぶつかったりして全部入りきらない。そうすると(アンカーを)カッティングするんや。そんなの何遍もやってる。ぶつかった鉄筋を切断することは絶対できないから、うまいこといけばいいけど、うまくいかないことのほうが多いんですよ。」

ケミカルアンカーのメーカー、デコラックスのサイトを確認すると、鉄筋にぶつかった場合には三つの対処法があるようだ。「鉄筋を避けてもう一度打ち直す」か、鉄筋を切って打ち込む」か、強度は落ちるが、「鉄筋にぶつかった時点で、そこからそらして穴を開けていく」かだ。アンカー切断とはどこにも書いていない。

いったい、鉄筋を切ってアンカーをしっかり入れることと、アンカーを切って鉄筋を守ること、どちらがより安全なのだろうか。それがきちんと検証された上で、「原発の鉄筋は絶対に切ってはいけない」という規則になっているのだろうか。敦賀原発以外でも、このようなやり方が横行しているのだとしたら、適切に施工されていないアンカーが日本の古い原発で劣化しつつあるコンクリの天井を支えていることになる。斉藤さんは、そういう施工に携わった当事者として、地震を一番恐れているのだ(後略)。

寺尾紗穂『原発労働者』講談社新書 2015年6月P188-190

まず、寺尾氏が挙げている笹子トンネル(1975年完成、1977年供用開始)での使用数だが、崩落事故の報告書から次のように推定できる。

笹子トンネルの全長は4417m、余裕を見て簡単のため4500mとする。
CT鋼という6m鋼材を16本で支えるのに使用しており、4500/6=750区間 X16本=12000本
トンネルは上下各1本なので、合計で24000本。
※このうち崩落区間のボルトが368本。全本数の約1.5%。

東海第二の使用本数は25800本だから、笹子と概略同規模、同時期の施工である。もっとも、東海第二の場合は側壁や床面への施工分を合計しての数なので、24000本を天井に施工した笹子と単純比較は出来ないが。なお、事故報告書を読むと、社名は示されていないものの、P18に西独の会社と技術提携して製造されたこと、Rで始まる型番から、東海第二と同じデコラックス社製だろう(「3.3天頂部接着系ボルトの製品使用説明書や品質保証範囲」『トンネル天井板の落下事故に関する調査・検討委員会 報告書』2013年6月18日)。

寺尾氏は東海第二に限らず、一般的な問題点として記載しているが、どちらかというとBWR系に偏った事例となっていることも要注意である。なお、過去記事で触れたように福島第一6号機では、施工に時間的余裕が無かったため、同じ場所で3つの異なる工事が同時進行する三重作業や、配管工事での不良溶接などが指摘されてきた。東海第二の場合は反対派等による告発こそ無いものの、建設記録がそれを補って余りある。事情は大同小異と判断出来る。

ケミカルアンカーの引き抜け力は接着部の長さに比例する。切断すれば単純に考えてもその分引き抜け力は低下し、脱落し易くなる。実際はもっと悪く、デコラックス自身がアンカー先端形状を改善するための研究記事で「打ち込み深さが2d,3dと浅くなると平均付着応力が低下する傾向」を報告している(「樹脂アンカーの先端形状の改良とその有効性に関する実験(施工)」『コンクリート工学年次論文報告集』9巻 1987年,dはボルトの直径。直径の何倍かで深さを表したもの)。

【6】見つけた回避可能策は東海第二の建設には間に合わない

アンカーが配筋に当たるので切断し、強度が低下する、これを避けるには次の2つの方策が考えられる。

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火力・原子力発電所工事での問題」『KEYTEC株式会社』HP

※『原発労働者』を読むとさも公然の秘密であるかのような印象を受けるが、上記のようにトラブルの存在自体は器具メーカーでは公知である。

  1. レーダー探査で避ける
    現在はコンクリート下の鉄筋は携帯型のレーダー探査機で透視出来る。よって、ケミカルアンカーのメーカー資料にぶつかったらどうするか書いていなくても、アンカー位置を計画する際に、そのような事態は避けることが出来る。

    しかしレーダー探査を建築現場で応用する動きが始まったのは、和文の論文を調査した限りでは80年代中盤以降のようだ。商品化と行き渡りは更にその後と推測する。従って70年代末には実用化されていない。
  2. 斜めに打設する
    東芝の技術者が投稿した『コンクリート工学』1984年7月号掲載の「原子力発電プラント据付け工事」にそのような方法が記載されている。しかしこの記事自体は東海第二運開後であり、東芝は主契約者でもない。

なお、配筋の方を切断する方法は、当該箇所の躯体強度を低下させることになるので、問題外と考える。簡単に言うと配筋は適当に入れている訳ではなく、建築物として必要な強度が出るように計画するものだから。建設業者でも同じ考えをよく見かける。

2020.1.25追記。原電自身は東海第二設計の際、鉄筋の必要性を次のように強調していた。

原子炉建屋などは剛構造物であり,応答解析を過大評価しているので地震荷重による壁のせん断応力が20~40kg/cm2と大きくなる。せん断応力を低下させるために壁厚を厚くしても荷重も増えるために,応力を低減させる効果は期待できない。したがって鉄筋で補強する以外の方途がなく,短期許容応力によって鉄筋量を決め配筋している。短期許容応力が鉄筋の降伏点を採用していることから,設計上の余裕がないとされているが,直交する壁や床版も厚いのでそれらの拘束効果を考慮すれば,きれつ発生後の壁の靭性は相当期待できるものと考えられるが,実験データーが無いので評価の方法がない。また実験するにしても部材が1~2mと厚くなるので載荷が困難であり実験の計画がない。原子炉建屋のような構造物の終局耐力と靭性に関する研究が行なわれないと,従来手法の延長で設計している現状が妥当なのか否かが不明である。

秋野金次他「2. 原子力発電所コンクリート構造物の設計手法の現状と問題点」『コンクリートジャーナル』1974年12月号P22-23

コンクリートを厚くしても、建屋の自重が重くなり、その分地震荷重も大きくなるので耐震性の観点からは鉄筋に頼る、ということである。そして設計に余裕が無いということは、鉄筋を切断するのはNGと解するのが普通だろう。

2020.1.15追記。建設記録第3編に記載の施工業者一覧にはケミカルアンカーを施工した業者も載っており、同社によるとレーダー探査が普及した現在も配筋を切る選択肢を残している(リンク)。

参考だが、以前別の観点から記事にした日本電気協会による民間規格JEAG5003「変電所等における電気設備の耐震設計指針」は、埋め込みアンカーボルト(J形)の引き抜け力が不足する場合、鉄筋と溶接することで強度を確保する方法が記載されている。ただし、普通、強度を求められる部分の溶接はその詳細な方法について色々条件を付けるものだが、この規格ではそこまでは記載していない。更に、例示されている電気設備は変圧器の基礎で、要は床向きである。あと施工アンカーを切断して鉄筋と溶接するような方法を示すものではないことに注意。

【7】あと施工アンカーの天井打ちは後年禁止された

このような問題を憂慮してか、ケミカルアンカーを含めたあと施工アンカーの天井打ち込みはその後、禁止されたという。ケーブル傷の問題に言及していた日立工事(後の日立プラント建設)の金田氏がこの件でも証言している。

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日立工事(現日立プラント建設)金田弘一「日立原子力 創成期の思い出」『日立原子力 創成期の仲間たち』P462

ドライビッド製金属拡張アンカーは先の通り島根1号機でも使用されたが、東海第二ではデコラックス製ケミカルアンカーに変更されている。コンクリートに与える衝撃を嫌ってのことだろう。

しかし、寺尾氏も抱いた疑問への最終的な回答は、天井への使用禁止であった。使用禁止規定が日立プラント建設の施工基準へ反映されたのは東海第二の運転開始後であることは、『東海第二発電所建設記録』で特に区別せずに天井に施工していることより明らかだ。

天井施工禁止となった理由は次の3点と考えられる。

1.先の寺尾氏(佐藤征二氏)の指摘にあるように、配筋と干渉した際不良施工の温床となるため

2.上向き施工では薬液が垂れるため。

匿名のベテラン原発作業員として著名なハッピー氏が笹子事故に関連して言及している。

 

 

3.『コンクリート工学』に投稿された東芝記事の通り、設計不備が減少して必要性が薄れたため。

東海第二以降の原発では改良標準化によるモジュール工法・モデリング手法の改善以降の設計が取り入れられており『日立評論』でPRしていたほどだった。要は設計工程とツールに大変革があり(後々は、建築・機械設計者なら誰でも知っている3D-CADの普及を含む)、初期原発で頻発していた不備と情報共有化の問題はかなり解消したと言われている。

なお、あと施工アンカーは耐震補強の際も使用されるので福島事故後の安全対策で再度注目されているが、当時はそのようなバックフィットの時代ではなかった。

【8】311の地震動でアンカー脱落

一般論として述べるが、笹子トンネルはその使用環境、つまり長年に渡る地山の微妙な変形、ひび割れ、漏水、自動車走行等による継続的な微振動、トンネルの温湿度環境によって劣化が加速されたと思われる。その反面、幸か不幸か大地震に見舞われることは無かった。これに対して東海第二では地山の変形や自動車による継続的な微振動は無いが、ひび割れ、地下水や海水の漏れは以前からしばしば懸念材料となってきたし、一般的には大地震時に大量の引き抜けが危険視されている。

というよりも、ケミカルアンカーの引き抜け事象は基準地震動クラスならほぼ確実に起こると考えて良い。何故ならば、福島第一でそのような事象が目撃されているからである。

福島第一原発事故が起きたとき、1号機内部にいて、今年8月にがんで亡くなった元作業員の木下聡さん(65)の証言は次の通り。

 -事故当時の様子は

 あの日は午後から、1号機で定期検査のための足場を組む作業をしていた。1階には私と同僚の2人。4階に元請けと協力会社の4、5人がいた。

 最初の揺れはそれほどでもなかった。だが2回目はすごかった。床にはいつくばった。

 配管は昔のアンカーボルトを使っているから、揺すられると隙間ができる。ああ、危ないと思ったら案の定、無数の配管やケーブルのトレーが天井からばさばさ落ちてきた。落ちてくるなんてもんじゃない。当たらなかったのが不思議。


福島第一元作業員の「遺言」詳報 東電、信用できない」『神戸新聞』2013年9月13日配信

このような事象を避けるために多くの原発では311前から配管やケーブルサポートの追加など、耐震強化工事が進められてきた。東海第二でも同様の耐震補強を実施する方針は表明されているが、審査が長引いたこともあり、天井や側壁からの脱落対策について、未だに具体的な方案を見聞していない。

2020.1.10追記

日本原電が茨城県に提出した『東海第二発電所 耐震安全性評価書 (運転を断続的に行うことを前提とした評価)』(2017年11月)の「3.15 基礎ボルト」では「後打ちケミカルアンカ」も評価対象となっているが、機器については地震動による発生応力が許容応力を下回っていることを数値で示してある一方で、配管、ケーブルについてはそのような数値は示されることなく、「耐震安全性に問題がないことを確認している」の一文で済まされている。しかし、一般的に配管、ケーブルおよびダクトの支持金具は天井や側壁にアンカーボルトで打ち込まれており、先述した通り施工条件が床向きよりも悪い。

なお、配管は、再循環系(PLR)、高圧/低圧炉心スプレイ系(HPCS/LPCS)、残留熱除去系(RHR)、隔離時冷却系(RCIC)等工学的安全施設を含めて、大半が後打ちケミカルアンカ/メカニカルアンカとなっている。問題の深刻さが良く分かるだろう。

そもそも、ボルトが規定通りの深さまで打ち込まれているかをレーダー等で探査しているわけではなく、外観の目視検査で得られる情報を元にしている(記述からそう判断出来る)。日本原電は社外の告発に対して適切な方法で技術評価を行わなければならない。

また、ハッピー氏の指摘によれば液だれが発生するのは天井に打ち込んだ場合であり、側壁の場合も床に比較すれば不利な条件であるのは自明だろう。現に、先の「樹脂アンカーの先端形状の改良とその有効性に関する実験(施工)」(『コンクリート工学年次論文報告集』9巻 1987年)には「気泡が多く、樹脂の流出も多かった」とも記載されている。

また、上記文書と同一のPDFファイルの後半に収録されている『東海第二発電所 劣化状況評価で追加する評価に係る技術評価書』(2017年11月)の「2 - ③長期保守管理方針の有効性評価 18. 後打ちケミカルアンカの樹脂の劣化」では、「ケミカルアンカの使用環境,文献データ等より劣化の可能性は小さく」と断定しているが、その詳細は記載が無い。また、「後打ちケミカルアンカの樹脂の劣化については,類似環境下にある機器の取替が行われる場合に,調査を実施する。」としているが、これまでの調査実績は僅かで、撤去した装置の基礎ボルトを対象としている。これは全て床面の基礎ボルトと推定される(日本原電は機器、配管サポート、配管、ケーブル、ダクトを区別して記載しているため)。

また、現物の検査方法は従前のやり方を踏襲しボルト頭部を目視に頼っている。翌年提出した『東海第二発電所 劣化状況評価(耐震安全性評価)補足説明資料』(2018年7月5日)を見ても、計算に頼る考え方は同じである。

要するに日本原電は天井や側壁に打ち込んだボルトなのかどうかは明記したくないし、配筋との干渉状況も調査したくないということだ。

2020.1.11追記

一方で、笹子事故後の2014年には次のような問題点が指摘され、原子燃料工業が積極的な点検方法の開発を進めていた。

ケミカルアンカの健全性を検査する手法として、一般的には目視検査や打音検査、超音波検査が採用されている。目視検査にはコンクリート基礎に埋め込まれた部分を確認できない問題がある。打音検査は、ケミカルアンカの露出部をハンマーで打撃し、その時にハンマーが発する打音とハンマーを通した打感との二つから、検査員が異常の有無を判定する手法であるが、検査精度は検査員の熟練度に依存しており、また、周囲の環境よる影響を受けるため、 客観的な基準を設けることが困難である。超音波検査は、ケミカルアンカの露出部に超音波センサを設置し、ケミカルアンカからの超音波反射信号に基づいて、ケミカルアンカの腐食や傷などの欠陥を検出する手法であり、非破壊検査手法として一般的に広く採用されているが、樹脂の劣化や剥離などを検査することは困難であった。 そこで、本研究では、ケミカルアンカの健全性を評価するAE(acoustic emission)センサを用いた非破壊検査システムを構築した。

(中略)中央自動車道笹子トンネル天井板の落下事故に関する調査・検討委員会の事故報告書によれば、目視点検や打音等では個々のボルトの引抜強度の正確な把握はできないことが、既存の検査技術における技術的な限界として指摘されている。

(中略)AEセンサを用いた検査システムでは、ほとんど機能を喪失する前のボルトであっても検出が可能である結果が得られ、さらに、ナットで締付けた場合であっても検出が可能である結果が得られた。このことから、本検査システムは、従来の打音点検と同等以上の性能があり、ケミカルアンカの健全性を評価する上で、有効な検査技術になりうる可能性があると考える。

「AEセンサを用いたケミカルアンカの非破壊検査技術の開発 (1) 実験的検討」2014年7月(『保全技術アーカイブ』HPにPDFあり

一連の研究は更に実証段階へ進み、少なくとも2017年には原子力発電所で導入されていた『AEセンサを用いた打音現場検査装置とクラウドサーバによる検査データ解析ならびに検査データベース管理』(国土交通省HP 2017年5月31日公開)。

このような補修技術はゼネコンが積極的に関与すべきだが、一般論としてインフラ補修工事は利益が出ないので、敬遠されると聞く。そのため笹子事故で高度成長期インフラの老朽化が白日に晒されるまで放置され、業を煮やした原子力業界が手を付けた。日本原電の資料からは読み取れないが、業界の実務者が感じている危機感は非常に強いものと思われる。

AEセンサが万能であるのかどうかまでは分からない。そこまで確証を持つほどの読み込みが出来なかった、私の能力的限界もある。しかし、今回調査したケミカルアンカー関連の審査資料を見る限り、このような検査技術の進展すら日本原電は受け入れず、笹子事故で限界が指摘された目視に頼った保守計画を立てていた。また、規制庁もその問題を見過ごして審査をパスさせた、としか受け取れない。そうであるならば両者ともに無価値で有害である。

【9】その他のリスク(1)東海第二は地震動の想定が建設時の3倍以上にアップ

耐震計算上の問題もある。建設当時の基準地震動は270Gal(Galは加速の単位、1000Galで約1G)だったが、現在では1000Galに達することは、東海第二について少しでも学んだ人達の間ではよく知られている。しかも、その地震動の大きさは規制庁が認めたものであり、反対派はそれ以上に大きな地震動の発生を議論している。現在の基準地震動は建設時に比べ単純計算で3倍以上だから、アンカーボルトにかかる地震荷重も3倍以上となる。全く同じ基準地震動で設計されていた福島第一1号機を襲った地震動が最大で400Gal台だったことを考慮すると、その2倍の揺れに襲われた時に、現状ではとても持つと思えない。

【10】その他のリスク(2)使用温度環境が厳しく、過酷事故時は脆弱

BWRの温度環境は笹子や一般建築物より悪い。理由は運転中の原子炉建屋、特に格納容器内は人が立ち入らないため60℃前後に達し、バルブ室、配管室、HCU周り、CUW復水脱塩室等が50℃、それ以外の部屋が40℃で設計されているためである。タービン建屋も50℃程度で設計され概して高温である。

デコラックス製を含めてケミカルアンカーの最高使用温度は80℃まで対応するのがデファクトスタンダードなので、適用不可能な環境ではない。

しかし高温(65℃)で載荷した試験は(原発での使用環境を意識してか)早々に行われている(「ポリエステル系樹脂アンカーの長期持続引張荷重による限界耐力(常温および 65℃の場合)」『研究報告集.構造系』日本建築学会 1981年7月)。それによると、「65℃における静的引張耐力は,常温の耐力の約 40%まで低下することがある」とされ、常温(室温、20℃前後か)に比較し接着剤のクリープが異常に早く、長くても1日以内にボルト抜けを起こしたとのことである。この結果は「あと施工アンカーの基本性能と留意点 長期持続荷重,クリープ(接着系アンカー)」『建築技術』2018年4月P152-153や安藤重裕『無機系注入式あと施工アンカー材の接着特性に関する実験的研究』(千葉工業大学 2016年度博士論文)に既往知見として引用されるなど現在でも注目されている。

また、1991年に刊行された専門書『あと施工アンカー設計・施工読本』では、メーカーにより材料の混合成分が異なっている反面その詳細が公開されている例は少ないと述べる一方で、埋設コンクリートが高温になると著しく強度が劣化する旨が記載されており、P61にあるポリエステル系ケミカルアンカーの接着強度グラフが図示されている(下図)。

※なお、福島第一のケミカルアンカーも30~40年近い運転による熱影響を受けて強度が落ちていたと考えられる。

これを見ると一般に想定される常温(20℃)の環境での強度を基準として、40℃(一般的建築の温度範囲上限に指定されることが多い)では9割強を維持しているものの、60℃では8割強、80℃では7割に落ち、100℃以上では0となっている。

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なお『あと施工アンカー設計・施工読本』が引用しているのは、インフラ施設の補修工事を得意とするショーボンド建設の資料となっている。後で雑誌記事を調査して分かったが、『建築技術』1982年7月号の「樹脂アンカーの性質とその使い方-不飽和ポリエステル樹脂アンカーの場合-」にこの表と同じものが載っていた。いずれも製造元は明記されていないものの、一連の文献調査で同社製が極端に信頼性が高いとの情報は得られなかったので、デコラックス製も同じような物性を示すものと考えるのが安全サイドの受け取り方だろう。

※『建築技術』2018年4月号の歴史的経緯を読むと、1982年頃まではどこのメーカーも不飽和ポリエステル系製品しか無かったことが記されている。笹子の報告書でもケミカルアンカーに使用される接着剤は不飽和ポリエステル系となっている。一方でケミカルアンカーの最古参であるデコラックス社が40年以上前から販売しているRシリーズについて、現在の製品情報を調べると、変性ビニルエステル樹脂と記載されている。DICマテリアル(化成メーカー)、GRPジャパン(商社)等の説明ではビニルエステル樹脂は不飽和ポリエステルとセットで扱われ、用途も同一なので、デコラックスがある時点で材料を変更したのかも知れない。

新品のケミカルアンカーでも原子炉建屋の格納容器周辺に関しては接着強度は60℃として8割掛け等、低減率を見込むべきだろう。建設中に実施した引き抜き試験も、常温であることは自明なので、注意を要する。

2020.1.9追記

日本原電は2018年9月作成の『東海第二発電所 機械設備の技術評価書(運転を断続的に行うことを前提とした評価)』「16.基礎ボルト」にて「後打ちケミカルアンカ」を評価している。その中で使用されている本数は明示していないが、使用箇所はリスト化している。

その結果は「温度及び紫外線による劣化については,樹脂部はコンクリート内に埋設されており,高温環境下及び紫外線環境下にさらされることはなく,支持機能を喪失するような接着力低下が発生する可能性はない。 また,放射線及び水分付着による劣化についても,メーカ試験結果により支持機能を喪失するような接着力低下が発生する可能性はない。」となっている。しかし、60℃の雰囲気の隣接室が60℃、或いは50℃、40℃といった状態で、何故躯体コンクリートだけが高温環境にない、と言えるかは疑問だ。それに、どのような試験を行ったのかも詳細記述は無い。

また、【8】で述べたように検査方法を目視、評価方法を規格に基づいた計算に頼っており、笹子事故を教訓化したAEセンサ技術の導入は一言も触れられていない。

【11】日本原電が2018年に作成したケミカルアンカ資料は無価値

2018年、日本原電は審査の過程で過酷事故対策で追加した水素再結合装置の固定に使用するケミカルアンカーを独立した文書で評価し、温度上昇についても試験結果は問題なかったとしている(『工事計画に係る補足説明資料 耐震性に関する説明書のうち補足-340-10 【ケミカルアンカの高温環境下での使用について】』日本原子力発電 2018年8月)。

だが、この試験で設定された150℃という値は福島事故に照らすとさしたる根拠を見出せない。

また1980年代中盤以降には初期の不飽和ポリエステル系に代わってエポキシ系樹脂を用いたケミカルアンカーが普及している。エポキシ系樹脂はポリエステル系より耐熱性に優れ、200℃で使用可能と謳われる品もあるが、この文書ではメーカー型番、材質を隠しているので無価値である。

仮に東海第二建設時に使用された不飽和ポリエステル系接着剤を使っていたとしても、物性的に、連続使用出来る耐熱限界が140℃程度とされているので、材質に合わせ込んで温度を設定したとしか思えない(ならばそのように記述すべきであるし、樹脂単体で耐えたとしても接着性は一日は持たないのでは?、という疑問が生じる)。

勿論、上記資料を既存の25800本に適用出来るかと言えば、極めて疑わしい。

過酷事故を起こした場合、高温状態が継続するのは福島事故の例からも普通である。地震動でせん断、ボルト抜けしなかったアンカーでも、接着強度が低下したところに温度上昇で引き抜けを起こすことを示唆するものと言える。

【12】その他のリスク(3)未だに不十分な接着剤の劣化予測

上記『東海第二発電所建設記録』を読めばわかる通り、工期の最短化を目標としていた状況下、施工時間の短さが売りのケミカルアンカーは打ってつけだったが、一方では耐用年数に関するデータの必要性も認識されていた。しかし、長期使用した場合の劣化については先の『東海第二発電所 機械設備の技術評価書(運転を断続的に行うことを前提とした評価)』「16.基礎ボルト」の他、あまり情報を得ることが出来なかった。

理由の一つは、初期の文献にはそのような情報がほぼ記載されていないからである。『あと施工アンカー設計・施工読本』P62-63ではポリエステル系の事例で耐力が埋設後10年で74%に低下し、その後は耐力低下は無かったとする情報が紹介されているが、詳細不明のため、懐疑的な態度を取っている私でも鵜呑みにするのは抵抗を感じる。

近年の専門誌記事や論文で私が見つけたのは『建築技術』2018年4月号の特集記事に載っていた、繰り返し荷重を何百万回も掛けた加速試験結果位だった。

繰り返し荷重も重要な耐久性の指標だが、ケミカルアンカーの場合、接着剤が何年持つのか、という材質そのものの劣化予測が欠かせないのはケーブルと同じだ。そうした材料劣化について有益な示唆を与えるのは笹子事故である。

トンネル天井板の落下事故に関する調査・検討委員会 報告書』によれば不飽和ポリエステルは加水分解を起こして劣化するとされる。つまり、笹子事故は加水分解の進展である意味「寿命が尽きて耐用年数に達した」と見ることが出来る。大事な観点なので各種温湿度環境を模擬した加速試験のようなものが必要だろう。

 【13】その他のリスク(4)ケーブルトレイ重量の増加

ケーブルトレイの場合は重量の増加という問題も抱えている。難燃ケーブルが実用化されていたのに非難燃(可燃)ケーブルを採用したため、現代の防災対策上は不備があると見なされ、防火シートを巻くことで規制庁の審査をパスしたからである。アンカーボルトの耐力に係る詳細計算を行う際は、元からのケーブルトレイ重量に加えて防火シートの重量を加えなければならない。

【14】その他のリスク(5)作業者の技能によるばらつきが考慮されていない

作業者の技能に関わる問題もある。現在はあと施工アンカーは民間団体(日本建築あと施工アンカー協会,JCAA)による資格者制度が設けられ、その資格取得者は1996年には数千名に過ぎなかったが約20年経過した2017年には8万名を超えている。だが、JCAAは前身団体の設立まで遡っても1984年であり、資格は法定ではないので、古い(一般)建築物では多くの無資格者が施工したと思われる。

『東海第二発電所建設記録』にも書かれていたように、原発での施工に当たってはゼネコン等の社内試験を実施していた。数年後になるが、先の『コンクリート工学』1984年7月号「原子力発電プラント据付け工事」によると、一般的管理手法が確定していない中での自主管理体制として生み出されたもののようである。

だが、合格したのはあくまで当時の設計荷重である。先に述べたように地震動の想定は3倍以上に上がっている中、どの程度技能のばらつきがあったのかは、建設記録の記載からでは分からない。本節の主題とはずれるが、先述した通り運転中の高温環境で行われた訳でもない。

笹子の場合も東海第二と似たような引き抜きテストが行われ、全数合格していたことが記録されている(「2.2施工」『トンネル天井板の落下事故に関する調査・検討委員会 報告書』2013年6月18日)。このことは、建設記録に記載されたテスト結果を以て今後の耐久性評価指標にしてはならないことを示唆する。

一般論となるが、資格の有無と経験年数の長短で施工したアンカーの引張性能を比較したところ、経験が長くても無資格の作業者では低い引張性能となる=不適切な施工となる傾向が示されている(「あと施工アンカーの基本性能と留意点 資格の有無によるアンカー引張性能の違い」『建築技術』2018年4月P165-167)。

JEAC4601-2015「原子力発電所耐震設計技術規程」という民間規格がある。機器・配管系の耐震設計などについて取りまとめたものだ。その2015年版改定の審議の場で、接着系アンカーボルトの付着力の評価を追加するものの,付着力の評価において施工のばらつきを考慮した低減係数を設定する必要はないとの見解が示されている(「第70回機器・配管系検討会 議事録」2019年5月23日 日本電気協会HP)。不良施工隠しのリスクを考えるとこれは疑問だ。

【15】その他のリスク(6)統一規格の不存在

あと施工アンカーに関してはJIS規格は現在に至るまで存在せず、メーカーは材料をJIS規格に整合させていることをPRしている「Q1-1 あと施工アンカーはJIS規格になっていますか?」(『サンコーテクノ』HP)。

また、導入から暫くは民間規格も存在しない状況であった。設計指針や技術報告も多くは1980年代から発行され始めたもので、東海第二が建設されていた頃はASTM E488-88(1976年制定)等の外国規格位しか無かったと言って良い。受け入れ側たる施工主が頼りとするのは品質保証体制だが、主要な鋼材は黎明期から注意が払われていたものの、付帯的な部材に関しては1980年代以降と比較すると十分ではなかった。これまで述べてきた問題の一端は、こういった規格化による規制が十分でなかったことによるとも言える。

【16】まとめ

日本原電は、米国の同型炉(ラサール,1984年運開)に比べ、異様な短期で東海第二の工事を進め、運開後は自慢の種にしてきたが、実際はケミカルアンカーという「当てにならない弥縫」頼みだった。十分な設計期間を取っていれば、適切な個所に埋め込みアンカーを配置して、ケミカルアンカーの使用数を大幅に削減出来た。短工期は自慢するような話ではなく失敗の素だったのである。

これは、40年経過し他の原発に比べても顕著な「見えないリスク」として返ってきた。東海第二が規制庁の考えている規模の地震動に襲われただけでも、配管、ダクト、ケーブルトレイの大規模な脱落が発生すると考えられる。配管の破断は冷却水の循環を阻害し溢水事象や水災害HEAF(電気系統への大規模火災)に繋がる。ダクトの脱落は換気系の正常な運転を阻害する。ケーブルトレイの脱落はケーブル束の切断に繋がり、動力回路・制御計装回路の破断はプラントパラメータの把握と制御を不可能にする。

同じケミカルアンカーを使用していた笹子の報告書を読むと、崩落前の点検の際に、一部のアンカーをロックボルトへ更新するなど補修技術自体は存在していたことが伺える。また、商品名は挙げないが、過去の苦い経験に基づいた新規開発品も随時PRされている。汚染度の高い区域では作業に制約もあるだろうが、原子燃料工業と共同研究をしていた中部電力はまだしも、日本原電については危機感を感じてやる意思をくみ取れない。

ケミカルアンカー問題に打つ手が無いなら、大規模な防潮堤や大量の可搬式設備を配備し、特重施設を増設しても、建屋内で危機的状況に陥る可能性が非常に高い。この点からも原電社員の雇用維持を目的とした再稼働は到底許されず、直ちに廃炉するしかないだろう。

コラム
2010年代前半、『撃論』という産経でもカバーしきれないような極右系言論を扱う論壇誌が短期間発行された。その中のある号に東電労組の重鎮が寄稿し、福島第一5,6号機は事故を起こしていないので再稼働せよと主張したことがある。また同時期にインターネット上でサイトを設けていた東電の原発運転員(へぼ担当とは別の人物)も、廃炉費用を稼ぐため使い倒すべきと主張していたので、社内には潜在的支持層が形成されていたと思われる。

確かにあまり語られない故知として、チェルノブイリ事故後も隣接機が10年以上運転を継続した事実はある。しかし、ケミカルアンカーの件一つとっても内情は東海第二と同様だったと考えられるので、倫理的な問題を脇に置いたとしても、事故のリスクの面からとても再稼働は認められる代物ではなかったと、今は結論出来る。

※2020.1.9【10】に日本原電提出資料に関する記述を追記

※2020.1.10【7】【8】にハッピー氏および日本原電提出資料に関する記述を追記

※2020.1.11【5】【8】【10】にデコラックス、建築学会論文、原子燃料工業の取り組みを追記及び文章修正。

※後程、文中の参考文献を一括で記載予定

2019年1月19日 (土)

【和製ブラウンズフェリー事故】北電火発が経験した浸水火災【再稼働に一石】

技術者が福島原発事故を眺めた時、一般防災に役立てられることを含めて、少しでも多くの教訓を抽出したいと考える。当然のことだ。

一方で、自らの能力を意図的に低く偽り、警告から目を背けた原子力村の住民がいる。

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往年のNHK教育テレビ番組『できるかな』のノッポさん。作者不詳の恫喝文句が付け加えられ、ネットで流通している。

検証や訴訟の場で責任を問われた者達が「実は工作が苦手だった」「はてはてフム~♪」と放言するのが流行っているが、それで済まされる訳がない。小さなお友達相手の番組じゃあるまいし。

近年、原子力規制庁が問題にしているHEAF問題もその一つだ。今回、HEAFに潜む盲点を明らかにしたい。

【そもそも、HEAFとは何か】

日本語では、「高エネルギーアーク損傷」という。

高電圧、高電流の放電によって金属が気化し、爆発する現象のことで、電源盤とか配電盤と呼ばれる機器の動力回路で発生する。他のケーブルや配電盤/電源盤に延焼するため、とても警戒されている。

アメリカでは2000年代初頭よりNRCが研究していたが、日本で注目されるようになったのは、311以降のことだ。その理由は、女川原発1号機で被災時に発生し、規制庁が研究課題に取り上げたからである。

経緯はこうだ。地震直後は外部電源が生きていた。しかし、発災10分後に常用系高圧配電盤の一部をHEAFによる電気火災で損傷し、起動変圧器が停止。これにより外部電源を受電できなくなったため、非常用ディーゼル発電機での電源供給に切り替えた。

Ntec20161002_fig21_2 NRA技術報告 NTEC-2016-1002『原子力発電所における高エネルギーアーク損傷(HEAF)に関する分析』原子力規制委員会 2016年3月

女川1号機の高圧配電盤がHEAFを起こした理由は、盤内に据え付けてあった遮断器が、地震動で壊れたからである。この遮断器は非常用ではなかったので、耐震性の低いタイプが使われていた。

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【参考1】HEAF火災発生防止対策(国内:女川1号機)『HEAF火災規制化(新知見)に対する事業者の取組み状況および今後の対応について』電気事業連合会
先ほどの写真の盤の中に、遮断器が収められていた。

電力各社や電気事業連合会は、この対策として次のような内容を考えている。

  • 原発の盤用遮断器を耐震性の高いタイプに入れ替える(女川他、各原発で実施済み)
  • 非常用発電機でHEAF火災が起こらないように遮断器(を収納した盤)を追加。
  • 電源盤が故障しても原子炉建屋の回路から切り離せるように、リレーを高性能なものにする。
  • 燃え移らないように、電源室を複数に分離したり、ケーブルトレイを発火源から離して設置する(以前より実施)。
  • 万一燃え移った時のために、難燃性ケーブルや延焼防止剤を使用する(以前より実施)。

対策は、事故が起きないようにする対策と起きた事故が拡大しないようにする対策の2種類がある。ただし、これから紹介する事例を読むと、前者は十分ではないことが分かる。

そう、地震動を気にして研究を開始したことにHEAF対策の欠陥が潜んでいるのだ。

【奈井江火力発電所を襲った水害】

本件が取り上げられなかった理由は単純で、「原子力発電所のトラブル」に拘り過ぎていたからだろう。

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【参考3】国内における火災事例『HEAF火災規制化(新知見)に対する事業者の取組み状況および今後の対応について』電気事業連合会

電事連が提出した資料はNUCIAから火災事例の一覧表を作っている。よって、火力発電所のトラブルは集計しなかった。だが、火発にも原発の参考になる事例はある。

1981年8月、台風12号の直撃を受け北海道電力奈井江火力発電所が冠水した。発災当時も電事連内部などで参考例として各社に情報共有がなされたと思われるが、ここでは、『北海道火力原子力発電ニュース』Vol.43(2000年)に掲載された所員の回顧録「台風12号の直撃を受けた奈井江発電所 」をもとに説明する。

奈井江火力発電所は台風襲来の直前に運転停止操作を実施し、所内の電力を賄うため、外部電源の受電に移行した。

その後、所内の冠水により機器操作用の直流電源が接地で故障し、起動変圧器用の遮断器が制御不能となった。

このため、特別高圧回路を開放することができず、本館1階の4kV高圧母線が短絡接地し、その短絡電流によるアークが室内の制御ケーブルトレイに燃え移って火災を起こし、全館停電となったのである。

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なお、炎上したケーブルは可燃性ケーブルであり、延焼防止剤も塗布されていなかったため、ケーブル延長の8割を焼損した。

【コラム:外部電源・所内回路・起動変圧器・遮断器・母線とは】
電気に慣れている読者には説明不要だが、以下解説。

外部電源とは屋外の変電所につながった送電線のこと。電気エネルギーは電圧が高いほどロスが少なく送ることが出来るので、送電線の電圧は17万Vとか50万Vなどとても高い(特別高圧という)。しかし、電圧が高いことは電気機器を使用する観点からは危険且つ不便なので、発電所の中では一般の工場と同じように低い電圧に降圧する。降圧後は所内回路と呼び、6900V,4160Vなどの所内高圧回路、480V,220Vなどの所内低圧回路がある。

いずれも3相交流だが、3本の線を回路図に書き込むと煩雑なので、1本に省略して表したものを単線(結線)図と呼ぶ。

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d-book 火力発電所・所内回路と付属変電所』P6より青字加筆。奈井江火力は建設時期から上図に準じた構成と推測される。

起動(始動)変圧器とは、発電開始前に外部電源を受電して、所内の様々な機器を動かすためのもの。その他、発電所が停止した際に外部電源を受電するためにも使われる。普通は、ボイラーや原子炉とは別の場所(屋外の場合も)に設置されている。

遮断器とは電気回路の入り切りをするための機器である。奈井江で制御不能となったものは(恐らく)特別高圧用。盤に収納するようなサイズではなく、屋外に設置されたがいしの化け物のような形をしたものをイメージすれば良い。これに対して、女川で壊れたものは所内高圧回路で使用するもので、盤内に収納されている。いずれも入り切りする回路の電圧は高いが、操作用に低圧の直流電源などを使用する。

なお各機器を表す図記号はJISで決まっているが、国際的なIEC規格と同じものを使う方向で2000年頃大きく変わっている。

母線とは、上記d-bookの単線図で横に渡っている線を指す。所内高圧回路や所内低圧回路の特に動力用に使用される導体(銅などでできた平板)。配電盤の奥に設けてあり、それ以外の部分もバスダクトという形で保護されているので、一見では分からない。建屋の外にある主母線になると、交流1相ずつ丸型の配管に収めてあり、相分離母線と呼ばれる。

詳しくは参考文献欄のd-book 火力発電所・所内回路と付属変電所』などを参照してほしい。

ボイラーを原子炉に置き換えれば、原子力安全の分野でよく知られている、ブラウンズフェリー1号機火災事故(1975年)と同様の問題と見ることができる。その原因がブラウンズフェリー事故の原因となったロウソクの炎が燃え移ったことでもなく、女川のような地震とも異なり、水害という所に特徴がある。しかもブラウンズフェリーと異なり、2階の電気室、3階の中央操作室も全焼していた。影響は大きい。

Karyokugensiryokuhokkaido2000no43_2 よって奈井江の事例は津波対策、HEAFの両方の視点から大きな意義を持つ。

【1980年代前半にとられた対策】

電力業界も無策ではなく、福島第一は1970年代末より順次ケーブルに延焼防止剤を塗布しており、6号機に至って全面的に難燃ケーブルを採用して建設された。

当然のことだが、奈井江火力復旧に当たっても、延焼防止剤の塗布や敷地、建屋への浸水防止策が講じられた。

また、奈井江の教訓を水平展開したのか、1983年に発行された『JEAG-3605 火力発電所耐震設計指針』の10章では、盤据え付け位置が配管破壊で冠水、浸水しないことが明記された。

Jeag36051983_p257_2 「10.3.2 屋内開閉装置」『JEAG-3605 火力発電所耐震設計指針』(1983年)
クリックで拡大可

更に、津波想定をしておきそれよりも高い位置に電気室を設けることも明記された。原発の場合は敷地全体を建設時の津波想定より上にする、ドライサイト原則があるが、火力の場合は重要な電気室だけは守るということであろう。

なお同指針は火力発電所の電気室が2階に設置されることが多いので2階に設置するとも述べている。地震の揺れを警戒して地下室に設定される傾向が大きい原発とは異なっている。ただし、原発でも電気室を2階に配置している事例は敦賀1号機などがある。

【外部電源が生きていたまま津波で浸水した場合、福島第一でも火災が発生した可能性がある】

以上、只の昔話ではないことが分かったと思うが、今日的な問題提起としては2つある。

一つ目は福島原発事故分析の盲点。2016年頃までホットな話題だったのは、大津波の想定は確実だったのか、という予見可能性の問題だった。民事・刑事裁判が進んでから言及されるようになってきたのは、「想定できたとして、対策は間に合ったのか」という回避可能性の問題である。訴訟では、回避可能性も後知恵抜きで証明する必要がある(個人的には、原告側にそこまで完全な証明を求めることは酷だと感じているが)。

さて、有名な2008年の15.7m試算だが、その前提条件は福島沖で明治三陸地震と同規模の津波地震が発生することである。津波地震とは、陸上での揺れはそれほど大きくないが、津波の規模が大きな地震を指し、明治三陸の場合、沿岸での震度は最大でも4に過ぎなかったとされている。したがって、この試算では揺れは問題となっていない。

実際の福島事故ではまず震度6強の地震動で外部電源がすべて破壊されたが、もし外部電源が生きていたまま津波が襲っていたら、奈井江と全く同じ環境条件が成立し、電気室、中央制御室等で電気火災の危険が大きかった。これは、後述のように他の被災原発と条件が異なるからである。

福島事故は地震動による電気設備の破壊と津波による施設全体の破壊などが重畳した複合災害である。そのことが却って、それぞれが個別に起きていた場合のリスクを見えにくくしている。このことは、得られる教訓も自ら絞ってしまうことにもなる。

とはいえ、複合災害に誤ったアプローチをしている人もいる。よく地震の影響を強調するあまり「津波は原因ではない。」と口走る研究家がいるが、津波災害に対し、大変傲岸不遜な態度だと思う。申し訳ないが、人間性すら疑わざるを得ない。事故分析はわかっていることから順番にやるしかないのである。

【15.7m想定を公式に採用していたら、福島第一は消防法令不適合となった】

ここからは、回避可能性の議論に戻る。「15.7m想定をもし採用していたら、どうなったか」という「もしも」を考えるということである。

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「壊すために作るんだよ!」――なつかしの工作番組「できるかな」のノッポさんが79歳にして大暴走。(ねとラボ)より

原子力施設も消防法令の規制は受ける。例えば、「発電用原子力設備の技術基準を定める省令」の4条の2には昔から火災による損傷の防止規定があり、その消火設備および警報装置の設備は消防法の規定を準用すると解説にある。

蓄電池(直流電源)は原発にとって最後の砦的な性格の電源だが、消防法施行規則12条では設置場所は雨水が侵入しない場所であることを定めている。

また、消防法を頂点とする法体系の下層には基礎自治体による火災予防条例があり、ここでは直流電源に加えて非常用発電機についても、水が入らない場所に設置するように定めている。

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消防法体系(能美防災株式会社HPより)

こういったことは以前より専門書で注意喚起もなされているものである。

  • 『工場電気設備建設マニュアル』電気学会,1981年 P437-438
  • 『実務に役立つ非常電源設備の知識』2005年8月、P165

なお条例は法律・省令では無いが、ハードロー(法律、省令)と実質同格に機能しているソフトロー(条例、企業憲章等)の代表例である。

なお、実際の例として、中越沖地震の際、柏崎市が柏崎刈羽原発に停止命令を出した。この時は、変圧器火災を早期に鎮圧できず、所内の危険物管理に問題があるとされた。停止直後、安倍首相や甘利経済産業大臣が発電所を視察し、東電会長だった勝俣以下、当時の首脳陣もメディア対応に当たった。結局原子力安全保安院は消火栓の整備や化学消防車の配備を決定し、消火栓は福島事故で注水に使用された。15.7m評価が東電内で揉まれる、前年のことである。

従って、15.7m対策を取る方針に転換した状況下で運転を継続するには、これら設置場所の水密化(水密扉への交換、ケーブル貫通穴のシール等)を完了させるまで、運転を停止する必要があった。消防法施行規則を無視するという選択肢は絶対にありえない。

奈井江で得た知見は15.7m想定を知らされた技術者や規制側の態度をダメ押し的に硬化させる効果を持ったと考えられる。保安院やJNESの溢水勉強会関係者にとっても、上述の民間規格JEAG3605や東電変電部門の「水害対策設計基準」等(後述)は、規制上参考になり得ただろう。

火力原子力発電技術協会で取り上げられた以上、知見の入手は容易であったし、日立と東芝により建設・災害復旧された発電所のため、メーカー経由でのノウハウ入手も可能であった。

また、『東電労組史』各巻の記録によると原子力開発初期に火力部門から多数を転籍させていた。また『電気情報』1993年3月号の池上亮元東電副社長インタビューによると、福島第一は他の原発と技術交流する以前より、東電の鹿島火力発電所とも技術交流していた。こうした事情から、福島第一は少し古い火発に詳しい者が多かったのである。

要するに、15.7m想定を採用した場合、福島第一は津波対策を終わらせて再稼働していたか、停止したままかの二択しかなく、回避可能性は十分に成立する。

  • 対策が終わっていた場合:過酷事故は起こらない。
  • 津波対策工事未了で停止していた場合:①調達に期間を要さない車両類、緊急資機材程度は高台に保管となっていたと思われる。②また、核燃料は十分冷却されており、電源復旧の対処時間には日単位での余裕が生じる。③更に、炉内圧力は大気圧に近いため、注水が極めて容易である。よって過酷事故には至らない。

だから、東電や国は賠償責任を取らなければならない。東電は法廷で、運転を継続しながらの津波対策を2008年から始めても間に合わなかった、という前提で主張しているが、そういうやり方は想定津波が主要な建屋の敷地より低い場合のみ(福島第一では10m以下)許されることだったのである。

Yomiuri20120219 『読売新聞』2012年2月19日より(『福島第一原発事故・津波被害に関するサイト』管理人撮影のものを引用)。

読売新聞が作った比較図を見ると違いが良くわかる。福島第一に記載してある6.1mは東電の正式な想定だが、捨てられた15.7m評価は他サイトと異なり、建屋の敷地高より上なのである。女川や東海第二は敷地高より津波想定が下なので、原子炉建屋の水密化は法令上も、また物理的にも必須では無かったのだ。

【再稼働の安全審査にも影響】

二つ目は、再稼働原発の安全審査にて、水害(津波,高潮,洪水,溢水等)或いは雪害,塩害,果ては工事用車両やヘリ、ドローン等の接触によるケーブル接地からの波及事故にどう対応するのか、ということ。

私もメーカー資料や工認図面を読める立場にないので、公開資料の範疇での議論となるが、規制委員会も電事連も、そのような観点でHEAFを扱っていないようだ。

Fupc_heaf_kangaekata2_20170613 2.電源系統設計を踏まえたHEAF火災対策の考え方『HEAF火災規制化(新知見)に対する事業者の取組み状況および今後の対応について』電気事業連合会

上図を見ると、起動変圧器や予備変圧器の上にある遮断器(長方形の図記号)でのトラブルについて何も設計上の見解を示していない。資料を読んでいくと、外部電源を受電中に所内高圧回路が故障した場合や、外部電源を喪失した場合のHEAFは想定しているが、水害等により外部電源そのものが悪さをし、HEAFに波及する可能性は考慮していないように思われる。

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【参考7】規制側質問回答補足(D/G受電遮断器の追加または移設を行う場合の課題)『HEAF火災規制化(新知見)に対する事業者の取組み状況および今後の対応について』電気事業連合会

もっとも、東海第二のように、元々電気室が狭いと建設記録にまで書かれているプラントで、遮断器を収めた電源盤の増設が出来るのかは疑問だ。電事連が資料にここまではっきり書くということは、日本原電の対応に困惑している証拠。

しかし今後は水害による地絡リスクそのものを減らす対策も必要だろう。

電気技術者の中には、HEAFの事例を見て、自家用電気設備内のトラブルが、地域の配電線全体を停電に追い込む「波及事故」を思い起こされる方もいるだろう。波及事故でも高圧電源の短絡はありふれており、浸水による制御電源の喪失も報告されているからである。つまり、それだけノウハウの蓄積はあるということも言える。

以下の観点から課題のみ示す。

【シーケンス制御的アプローチ】

制御電源(直流電源)の設計を見直すこと。例えば『受変電設備をシーケンス制御する』(電気書院,1981年6月)「5.4 制御電源」には、制御電源は運用パターンを考慮し、範囲を区切って分割しているのだという。また、保護の観点より見た地絡、電源喪失時の検出技術(64Dと呼ばれる地絡検出継電器による監視など)も確立していた。

ただし、同書刊行直後に発災した奈井江の例を見ると、検出だけでは十分ではない。制御電源の分散配置などによる回復や、遠方監視ではなく現場での手動を含む操作について考慮が払われていないといけない。例えば、全てを一か所から給電するのではなく水密化された電気室にパッケージ化された直流電源盤を設けることも検討に値するだろう。

柏崎刈羽などは蓄電池を多重化しているようだが、直流地絡対策としてどういう考え方をしているのか、資料を読んでも文章では明記されていない。一方で正興C&Eの資料などを見ると、地絡保護技術も年々進歩はしているようである。

遮断器側の検討も必要だ。「シーケンス図読み方のポイント」『産業技術者のためのシーケンス制御ガイドブック』(電気書院,1974年)には、「電源喪失時の動作は安全側か」という段落があり、対象機器の特性をよく検討しておく旨が記載されている。なお、雑誌記事をまとめた同書には遮断器、断路器の制御も詳しく記載されており、主回路に通電したまま操作出来ない断路器の場合は、インターロックが充実しているという。遮断器の場合も、水害を想定して安全側の動作をするようにインターロックを追加することも考えられる。

電事連の資料では非常用ディーゼル発電機は運転継続のため保護をパスするなどの設計思想があると述べているが、外部電源の場合は現行の規制での位置付け上、そこまでの運転継続性は求められていないと思われる。そういう点でもインターロックによる水害影響阻止の思想は受け入れやすい。

なお、制御電源に低圧交流を採用したり、古い設備では圧縮空気を使用しているケースもあるが、設計目標に厳しい水災害を考慮すべきという点では同じである。

【建築設備的アプローチ】

これは、建屋の内外で分けて考えるべきだと思う。

現状特に注意が必要と思われるのは建屋の外部である。開閉所等の屋外機器に配線されているケーブルなどだ。収容しているトラフやダクトの水密化、耐水ケーブル化が達成されているか、改めて検証する必要がある。

何故なら、規制庁や電事連の資料を見ても、原因に老朽化や施工不良は挙げているが、水害(災害)への言及は無いからである。なお、奈井江火力は被災時に運転開始10年程しか経過しておらず、老朽化が原因ではなかった。

東電が編纂した『変電技術史』(1995年)第11章を読むと、幸いなことに1977年「水害対策設計基準」を制定し、建屋外部の防護策についても色々定めていた。Tepcohendengijutsup563

「第11章第1節 変電所の設計」『変電技術史』東京電力(1995年)P563

また、同書P564によると1989年以降、周辺環境の変化等を踏まえ毎年各変電所の対策をチェックするように定めた。こうした事実は東電や規制委員会等の公開資料で触れていないので、発電所構内の変電設備に展開出来ているか(部門別に蛸壺となっていないか)を確認すべきである。

一方、建屋内部は福島事故後水密化工事済みであり、水災害リスクは根本的に除去されつつあるが、接地(地絡)防止処置については注意が必要だろう。

建物を水密化するには二重の防護策が取られている。第一が建屋外部への出入り口の水密化。第二が、出入口を開放しっぱなしで被災する等、建屋の中に水が入ってきた時に、重要な電気設備が置かれている部屋への浸水を食い止めるための、各部屋への出入り口の水密化である。

つまり、建屋の出入り口から水が入ってきて、各部屋の防水扉が最後の盾となっている時に、浸水した通路等に布設されているケーブルが接地して、事故を貰わないようにするにはどうするか。これを考えなければならない。

HEAF対策は、さほど大きな金額を投じなくても実施出来、作業員の被ばくリスクも基本的には存在しない。破局噴火など人類の科学水準では不可能なレベルの災害とは性格を異にする。しかしきちんと対処しておかなければ、また、どうでもいいようなトラブルが発展して大事故に至る。逆に言えば、水害型HEAFのような低いハードルは、電力と規制関係者の倫理水準がどの程度なのかを推し量る一つの材料ともなるのである。

【参考文献・Webサイト】

19/1/22:炉内圧力、および地絡について柏崎刈羽・正興C&Eへの言及追加。

19/1/23:中越沖地震で柏崎刈羽が消防法に基づき停止命令を出された件を追加。

2018年7月30日 (月)

【規制庁も原電も】東海第二のケーブルは大量の傷がついていた【把握せず】

運転開始から40年を迎える東海第二原発の再稼働問題だが、2018年5月2日、市民団体(再稼働阻止全国ネットワーク)の申し入れにより、参議院会館にて第二回規制庁ヒアリングが行われた。

その際、市民団体側から明らかにされた重要な事実がある。東海第二原発は建設時にケーブルに大量の傷がついた、という指摘である。311後に限っても、日本原電が規制庁や茨城県に提出した資料は膨大なので遺漏はあるかも知れないが、この問題について自ら言及した文書は見かけた記憶が無い。

この件について更に調べたので取り上げる。

【1】ケーブル問題の分類

東海第二の問題に、ケーブルが挙げられているのは、関心を持っている方ならご存知のことかと思う。大きく分けると次のようになる。

  1. ケーブルの寿命は一般的には30年、特殊な個所に使用する原子力用でも40年であり、建設時のものは全て寿命が来ている。
  2. 建設時のケーブルは非難燃性(可燃性)であり、ケーブル火災や貰い火には脆弱である(同時期に難燃性ケーブルを採用可能だったのに、何もしなかった)。
  3. ケーブル布設時に大量の傷が付いている。
  4. 原電は再稼働に当たって立てた計画で、古いケーブルの交換は一部のみに留め、残りはケーブルトレイに防火シートを巻くだけの計画としている。

今回取り上げるのは、この内、建設時の布設に問題があり、大量の傷が付いているという話である。

【2】日立内部の記念資料に語られた布設時の失敗

傷の件はこれまで大っぴらには議論されてこなかった。古い資料に埋もれていたと言って良い。そこで、何時もなら古い『原子力学会誌』や『原子力工業』などをめくることになるが、そういったものは原稿の分量が少なく、中でもケーブルについて言及したものは今のところ見つけられなかった。

ところで、東海第二発電所の建設史・工事誌は原電が編纂したものと日立製作所が編纂したものの、少なくとも2種類が存在している。

このうち、ケーブルの傷が付いた過程について詳細に触れているのは、日立の編纂した『東海第二発電所建設記録』である。

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(改ページ) Nt2construction_record_no4p433 「第13章 電気計装」『東海第二発電所建設記録』P432-433

しかも、『東海第二発電所建設記録』に記録された傷の数でさえ、過少申告の可能性があるのだ。

日立OBが回顧談を持ちよって2009年に『日立原子力 創成期の仲間たち』という記念誌を頒布した。その中のあるOBが東海第二のケーブル布設について語っており、傷の数は3000ヶ所と書かれているのである。

Hitachigensiryokusouseikip463

日立工事(現日立プラント建設)金田弘一「日立原子力 創成期の思い出」
『日立原子力 創成期の仲間たち』P463

【3】真の損傷個所は3000ヶ所以上の可能性も

私の推測では、真の傷の数は3000ヶ所でも済まないかも知れない。何故なら、上記の金田氏も述べているように、ケーブルトレイに布設後に破損個所を発見するのは難しいからだ。それに、補修せずにそのまま延焼防止剤を塗布してしまえば、傷を隠してしまうことは物理的には可能だろう。

『東海第二発電所建設記録』を読むと当時、設計のまずさから延焼防止剤を塗布した後にケーブル布設をやり直すことがよくあったことが分かる。そういう部位は、特に問題だろう。経年を経た物ではないとは言え、一度剥がした個所もあり、布設したケーブルの中には、そのままのルートで良しとされたり、別のトレイに載せ替えただけのものもあったのではないだろうか。その場合、剥離による損傷は容易に隠蔽出来る。

工期に余裕の無い中で、損傷個所を隠蔽する動機も生まれやすかったと思われる。現に、東海第二と福島第一6号機の建設工事にも参加した菊地洋一氏の『原発をつくった私が、原発に反対する理由』を読むと、配管工の間では不良施工や見えないリスクの隠蔽が横行していた。電設技術者は例外と言えるのだろうか。

なお、昭和電線の場合、関西電力との共同研究を経て経年固化した延焼防止剤の剥離剤を製品化したのは2001年のことである(「新製品紹介 延焼防止剤用剥離剤「ショウピールα」」『昭和電線レビュー』2002年No.1)。つまり、建設当時はそういう便利なものは無かった。

【4】発注者に黙って編纂?日立の記録を把握していない日本原電

なお、この話には余談がある。日立が建設記録の編纂を終えて発行したのは1978年11月だが、原電は当時、本社および発電所に設けた資料室(図書室)に収録していないのである。どうしてそれが分かるかと言うと、1970年代後半より社報に「資料室だより」というコーナーが設けられており、毎月の受入図書が掲載されていたからである。

なお、『日本原子力発電五十年史』(2008年10月)は社内外の広汎な文献を調査していることが巻末の参考文献一覧から分かるが、ここにも載っていない。

そのため、上記2図書の内容について原電にメールで問い合わせた際には、下記のように、情報提供への謝辞という形でしか返信が無かった。

送信日時: 2017年10月10日

岩見様

お問い合わせいただき、ありがとうございます。

関連書籍に関する情報をいただきまして、ありがとうございます。
貴重なご意見として承ります。

                                           日本原子力発電株式会社
                                                      地域共生・広報室

日本原電に限ったことではないが、電力会社はある意味親切でもあり、質問を投げると「~のように検討しています。」と自信を持って返信してくるのが通例である。このような返信は見たことが無い。

実務をやっていく上ではキングファイル等にまとめた設備管理の帳簿などを元にするだろうから、当時の原電担当者がそれらにきちんと記録をしていれば、日立の建設記録がなくても問題は無いが、反応を見ている限りでは、どうも把握すらしていないようである。

【5】当時の施工技術でも防止出来た

さて、当時の施工技術で布設時の傷を回避することは出来なかったのだろうか。次の理由から、可能だったと考えている。

  1. 『東海第二発電所建設記録』に前回サイトでの経験を反映できなかったと書かれている。つまり、ノウハウは存在しており、その水平展開に失敗した。また、『日立創成期 原子力の仲間たち』にも一旦ケーブル布設を中断して補修した後は、養生を厳重にするなどして傷がつかないようにした旨書かれている。
  2. 当時すでに延線工具の一部や入線潤滑剤が商品化されていた。つまり、工事業者にこれら設備を使用するように指示したり、社内で規定を採番・マニュアル化するべきだった。

1については、金田氏はその後の技術開発を自讃しているが、中味をよく読むと分離延線工法の成果は手間を減らしたことにあり、同工法以前に傷を付けずに布設出来なかった訳ではない。原子力プラントにおけるケーブルの布設は、分量こそ多いとはいえ、一般の建築物と同種の工事であり、担当する業者は原子力と兼業でやっている例が多く、慣れている筈だからである。

一方で原子力関係の技術書でケーブル布設に関する資料は限られており、過去のブログ記事で参照した『原子力発電所の計画設計・建設工事』(1979年)等にも傷を付けないためのノウハウの記載は無かった。

では、この程度のことも出来ていなかったのだろうか?勿論そんなことは無い。当時業者が用いていた手順書にも書いてあったが、やらなかっただけが真相だろう。

『東海第二発電所建設記録』の記述は上記の通りだが、『日立創成期 原子力の仲間たち』によれば、布設工事の再開後は養生したと書いているが、当たり前の予防措置に過ぎない。

なお、『日立プラント建設株式会社史1』(1979年)P224には火力発電所の3倍のケーブル布設量であり、工事計画や施工管理の上で、従来の経験では対応出来ない問題が多かったなどと書かれている。本当にそうなのかは疑問が残る。原発の建設は既に初体験ではないので何の説明にもなっていない。

東電子会社の関東電気工事が残した文献を読むと、上記の私の推測をある程度裏書することができる。

関電工は電設業者向け専門誌の『電気と工事』に度々技術記事を投稿していた。特に1976年は何回もケーブル布設に係わる投稿があり、特に11月号の「ケーブル延線作業の合理化と実務ポイント」は東海第二のケーブル布設最盛期に投稿された。ケーブルに傷を付けないための延線器具の使用法の他、布設時の注意点として「外観に損傷が無いか」「ケーブル相互の間隔は良いか」と明記しており、これを事前にコピーして現場に配布するだけでも以後の布設における損傷は防止できた筈である。

『関電工50年史』巻末の「主要実績工事」によれば同社は東海第二の電気設備電線管・ケーブル布設工事を日立プラント建設より11億4000万円で受注し、1973年11月から1978年8月まで従事したとなっている(運開と同時に電気メンテナンス工事も受注)。つまり、ケーブル布設の当事者である。

なお、関電工に先立ち中部電力も『電気と工事』1974年6月号に「金属管工事の基本作業」(電線管布設の記事)を投稿し、「電線は同時に入線すること」などと書いていた。電線を同時に入線しないと相互に擦れて傷が付くことが、現場のノウハウとして存在していたと思われる。

仮にそのようなノウハウを東海第二のケーブル布設に関わった全ての電設業者が知らなかったという、あり得ない仮定をしても、関電工の記事に書かれている通り、破損が無いか逐次確認していれば、3000ヶ所もの傷を作る前に、初期の布設時点で自分達のやり方に問題のあることに気づいた筈である。

筒井哲郎氏も自サイト『筒井新聞』の「原子力工学の対象範囲」で書いておられたが、原発建設工事の大半は一般産業施設の技術の範疇であり、それは先程書いたようにケーブル布設も同様である。原子力工学の参考書では頁数の制限もあり、省かれているのだろう。ダメ押しに化学プラントの仕様書の書式集なども調べたところ、1981年に発行された『プラント建設工事における標準仕様書』(IPC編)で例示すると、電気設備・工事の仕様だけで60ページ以上あり、布設時に傷を付けないようにするため、どのような設計・工事の配慮が必要なのか、一通りのことは書かれている。

例えば電線管については「金属管およびその付属品の内面および端口はなめらかにし、電線の被覆を損傷する恐れの無いものでなければならない。」「金属管内の電線は容易に引替えることが出来るように施設しなければならない。」などとある(同書P407)。

2は、特に分かり易い例として、入線潤滑剤を取り上げる。東海第二のケーブル布設工事には全く登場しないので、使用せずに布設されたと思われる。一方、『電気と工事』には電設業者向けの広告枠が毎号数十ページ確保されており、現代のネット通販サイトやメーカーカタログと同じような役割を果たしていた。これらを調べていくと、現在も使用されている延線工具の多くは1970年代末までに誕生していることが分かる。入線潤滑剤を日本で最初に発売したのはデンサン(商品名:デンサンウェット)で、同社Webサイトを見ると、1974年発売と書かれている。『電気と工事』をチェックしていくと広告は1976年まで登場しないが、当初の2年は一般には販売せず、大手業者限定だったのかも知れない。

1974年発売なら余裕だし、1976年からだったとしても、ケーブル布設の最盛期には間に合う計算である。

入線潤滑剤の特徴は可燃性ではないことなので、使用することによる副作用は考えにくいが、例えば布設後の延焼防止剤塗布工程に邪魔だったとしても、拭き取ってから延焼防止剤を塗布すれば良いだけだろう。ケーブルピットへ導入していく際の特定の角部と擦れないようにする等、使用箇所を限定しても効果は得られたはずである。なお、先ほど紹介した『プラント建設工事における標準仕様書』P407には入線潤滑剤の材質に関する制限規定が設けてあり、使用することが前提となっていたことが読み取れる。

【6】傷のついたケーブルを放置するとどうなるか。

最後に、ケーブルに傷が付くことによるリスクについて、電設業界や原子力業界がどのように認識しているかを、電気設備に代表的に使われているCVケーブルを例に示す。

Denkigijutsusha201601p24
「電気設備のトラブル事例と劣化診断について」『電気技術者』2016年1月P24

上記第6表によると、ケーブル内部への水分の侵入など、他の劣化を促進する要因とされている。また、同第9図から分かるように、地絡火災等を助長する要因として認識されている。

また、この表には記載されていないが、損傷個所を補修したテープとケーブルシースは異なる材質であり、40年間の間に固形劣化などで隙間が生じている可能性を考えないといけないだろう。『東海第二発電所建設記録』に登場するハイボンテープとはブチルゴムを加硫せず自己融着テープとした商品名で、かつて日立化成からも発売されていた。他社の同等品の説明によれば、耐候性に優れ、40年以上の使用が可能とされるが、それでは限界は何年であるかの説明はないので、保証出来るのは40年までと解さざるを得ない。

原子力業界でも損傷したケーブルの問題は311前から承知済みで、一足先に劣化した海外のプラントを対象にした研究では次のように解説している。

元来の施工が悪く,発熱や周囲との摩擦等により劣化加速されたような施工不良が26件(28%)と多い.
原子力発電所におけるケーブル故障の傾向分析」『INSS JOURNAL』2007年P312

これらは、防火シートを巻くことでは解決出来ない問題である。『INSS JOURNAL』では劣化診断を海外よりまめに行うことで、未然防止していると分析しているが、いわゆる故障率曲線で寿命末期に現れる摩耗故障は、件数が急激に伸長するとされているし、劣化診断随時行って一部のケーブルのみ補修するやり方では結局つぎはぎだらけとなり、計画的な保全の考えには適さない。

また、以前から何度もブログで言及しているように、東海第二の電気室は1ヶ所に集約されており、2001年の台湾馬鞍山での電源喪失トラブルのように、一ヶ所でも発煙火災を起こすと部屋全体に煙が充満して人による操作などは全く不可能となるし、難燃化されていないケーブルは難燃化の後に普及したハロゲンフリー化(有害な煙を出さない)もされていないので、健全な電気機器の接点なども発煙によるススが付着して不良となってしまう恐れがある。

【7】まとめ

高浜1,2号機などもケーブルの寿命や非難燃性では同じ問題を抱えている。一般的な技術論文に加えて、三菱系の灰色文献(『MAPIの想い出』他数種類)をチェックしたが、今のところ布設時の稚拙な施工により大量の傷が生じたという記録は発見出来ていない。よって、ケーブルの傷問題は、現在廃炉となっていないプラントの中では、東海第二特有のリスクと言えるだろう。このリスクが規制庁に提出された各種評価に織り込まれているとは、とても思えない。やはり早急な廃炉しかないだろう。

【参考】

本文に記載した以外を含め、下記を参考にした。

※2018年8月26日、【参考】節追加。

2018年6月17日 (日)

電気火災の脅威を力説し旧式原発3基の不安全を証明した東電原発職員へぼ担当氏

前回まで2回に渡り、東京電力柏崎刈羽原発技術職員しての立場を傍目には分からないようにして、(法的にも怪しげな)ポジショントークを重ねるへぼ担当を晒してきた。

しかし、彼も技術者の1人として平均以上に勉強を続けてきたのは、一つの事実である。

京都大学大学院原子核工学専攻を修了し、東電時代には原子炉主任技術者免状やボイラ・タービン技術主任者を取得した。

※最終学歴は京都大学大学院ではありませんでした。KURが他大利用者を受入れていることを忘れていました。京都大学関係者にはお詫び申し上げます。

つまり、組織防衛バイアスが働いていない場合、その技術的見解の正確性は上がる。

このような観点から、今回の記事では彼を権威が認めた現役の電力・原子力技術者とみなし、以下に旧式原発の電気火災に対する危険性を示す。

実は、へぼ担当は火災に大きな関心を示しており、かなりの数のツイートが残っている。今回はそれらを私の判断で話題別に再編集した。

なお、ここで言う旧式原発とは大半のケーブルが難燃性ではないことを意味し、再稼働の申請に合格したものとして高浜1,2号機、申請中のものが東海第二原発である。これらの原発はケーブルも設計寿命を超過しており、その点では近年新築された一般の建物よりも劣っている。

難燃性ケーブルは塩化水素を主体とした有毒ガスの発生量が多く、炎上は抑制されても煙が燻り人体には有害、視界も遮る。また、接点が剥き出しの電気機器にも煤のようにこびり付くと動作不良を招く。

これを緩和する根本対策はハロゲンフリー/ノンハロゲンケーブルを採用することで、原子力の分野では難燃化に遅れて1980年代中盤以降徐々に導入が進んでいった。もちろん、ぞれ以前のプラントは問題である。

実はそのことは彼自身もよく承知しているのだ。

所変われば態度も変えるという姿勢は一貫している。

原発に使われていると口を閉ざすが太陽光発電に使われていると饒舌。安全の観点からは「お金をどぶに捨てるだけ」とのこと。さて、難燃ケーブルを採用していない原発は?

ケーブル火災は一旦火が付くと消化が困難だそうである。

電線管も例外ではない。また、ネズミはあらゆる電気設備事故の定番。防鼠パテなども売られているが、施工がいい加減だと抜け・漏れが生じる。

強電回路ではおなじみ、ナイフスイッチも視点を変えれば故障要素である。

40Wの回路は、照明などのアクセサリ電源はありふれている。最早反文明論者と見分けがつかぬほどの警戒振り。もちろん、間違ってはいない。

感電の恐れがあるので、安易に放水も出来ない。

どうしてそんなに電気火災に拘るかと言えば、実際に脅威だから。発生した時の被害がシャレにならない。

 

彼が紹介しているYoutubeの動画は必見。発電所の電気室もこれと似たような雰囲気であり、規模が大きい。

続いて自治体消防が電気火災に無知との指摘。へぼ担当は下記のように完全同意。

 

これは、へぼ担当自身が柏崎市や新潟県の消防を信用出来ないと宣言したに等しい発言である。もちろん、他のサイトにも当て嵌まるだろう。

つまり、既存の消火設備と自衛消防隊依存となるが、外野から見れば、自衛消防隊こそ消防のプロとは言えないのでは?との疑問が沸く。その疑念を彼等自身も抱いているのか、電力各社は訓練の回数を誇っているが、別の観点として『原子力戦争』(ちくま書房,1976年)で告発されたような、ボヤの隠蔽をチェックすることも出来ないことになる。

隣接配線に延焼すると地獄絵図だそうである。原発の場合、このリスクを軽減するためケーブルルートの系統分離が徹底されるが、初期原発の場合は電源室が一か所の部屋に集中配置されるなど、ケーブルトレイを分離した程度では根本解決にならない設計が多い。東海第二原発がその典型である。

古典的なブラウンズフェリー事故はもとより、新潟県中越沖地震での所外変圧器火災(2時間)など、3時間以上あるいはそれに迫る時間燃え続けた火災事例は原発でも散見される。

2017年2月に発生したアスクルの倉庫火災に関しても、へぼ担当は防火シャッターと難燃性について興味深い見解を披露している。

 

シャッターの動作はそれなりに奥が深いようだ。この日の彼のツイートはまだ続く。

 

 

 

難燃ケーブル=不燃ではない、という事実は用心深い技術者なら知っていることだが、それを東電の原発技術者が率直に認めているのが素晴らしい。彼がこのように率直に物を言えるのは、柏崎刈羽原発が難燃ケーブルを多用し、日本原電に比較すれば新規制基準への対応に大量の資金を投じてきたからだろう。要するに「俺の職場は別」という考えが根底にあるように思われる。

また、これらのシャッター設計のノウハウが、旧式原発の建屋やサイトバンカ、経年を経た発電所の倉庫などにもバックフィットされているのかも興味深い論点となり得るだろう。烏賀陽弘道氏により再評価された『近代消防』に寄稿した元消防官のような対抗専門家の登場が待たれる。

私はプロフィール欄にも述べているように元々は推進派であったところを311により反対に転じた者である。よって、基本的には全ての原子力発電所は廃止されるべきと考えるが、その中で技術的プライオリティが付くことは避けられないとも思っている。そういう意味からは、へぼ担当の技術的知見は参考になるのである。

2018年5月24日 (木)

【同時着工】東海第二と福島6号、難燃ケーブル採用で格差【IEEE Std 383】

1975年3月のブラウンズフェリー1号機火災事故の時点で、難燃性ケーブルの米国規格であるIEEE Std 383-1974が制定されており、米国の電線メーカーが製品化していたことは前回のブログ記事で紹介した。2013年以降、東海第二原発は火災防護問題で揺れている。建設時に、採用することは出来なかったのだろうか。

今回は当時のいきさつを再検証してみた。特に福島第一6号機と比較すると、非常に興味深い事実が明らかになった。

結論はシンプルで、「技術的にもコスト的にも工程的にも難燃性ケーブルの採用は可能で、内部告発による社会への警鐘もされていたが、不採用にした」という、どうしようもない失敗であることが分かった。

勿論、「一度布設してから引き換えていれば」という事ではなく、上流工程での決断が、違いを生んだという意味である。

それから40年後、ケーブルが経年を迎えているのに、一部しか交換しないと主張しているのが日本原電という企業である。これは最早「体質」と言っても良いのではないか。

以下、様々な史料に光を当てながら、論じて行こう。検証性を高めているので、実務寄りだが、専門誌記事並に長くなったことをお断りしておく。

【同時に計画した福島第一6号機では採用(しかも国産)】

私がこの事に気付いたのは、難燃ケーブルの採用状況を調べるために、ケーブルメーカー各社の社史を確認したためだ。

また、不勉強を痛感して日本の原発技術史を見直していたことも役に立った。言い方を変えると、推進派にせよ反対派にせよ、過去の話に関しては結構雑に書いているからである。特に概説本、啓蒙本は個別のプラントの来歴を調べる際、あまり役に立たない。

その一方、各プラント固有のリスクは、プラントを問わず共通に存在するリスクと共に、ある。

東海第二原発が福島第一と同じ沸騰水型(BWR)であることはよく知られている。だが、東海第二と福島第一6号機については、それ以上の共通点がある。BWRも開発された年代によって幾つかに分類出来るのだが、この2基はその詳細な形式も同じで、BWR-5というタイプに属している。

BWR-5はロングセラーで、新しいものでは2005年の東北電東通1号機がある。ロングセラーの飛行機や艦船がそうであるように、初期に建設したものと最後に建設されたものでは、マイナーチェンジの範疇に括って良いか疑問に思われるほどの変更があるのが常だ。しかし、東海第二と福島第一6号機を比べると完全な同世代である。

その理由は、東海第二を建設する際、導入コストを安価にするため、日本原電が東電に共同での導入を持ちかけたからである。そのあたりの経緯は東電から日本原電社長に転じた白澤富一郎の証言(例えば『さだめに棹さして : 電力六十年回顧録』)に詳しい。

だが、福島第一6号機は難燃性ケーブルを採用していた。実は、この事自体は311後、最初にケーブル問題を報じた新聞記事(「原発10基超 防火に不備」『毎日新聞』2013年1月1日)を確認しても分かることだった。この記事には「可燃性ケーブルを使った原発一覧表」が載っているが、福島第一6号機は含まれていないのだ(小川仙月氏講演PDFの49枚目にも転載)。

しかし、導入時の事情を知っていなければ、その意味に気付くことは困難だ。また、毎日新聞の問合せと同時期に公表された経済産業省の資料では、区分けの仕方が違っていることも誤読に拍車をかけた(虹屋弦巻さんが収録しているこちらの表。浜岡1,2号機は廃炉で除外されているが、福島第一1-4号機は爆発後も残ったまま。また、1977年の安全設計審査指針から着色している)。

というわけで、今回はそのいきさつを確認していく。

後述するIEEE 383-1974制定の前の、基本設計段階でのことだが、GETSCO極東支配人モーリス・D・ルート、日本GE社支配人コス・スフィカスは座談会で設計体制を次のように述べているのは興味深い(余談だが読者諸氏にとっても、GE関係者が仕事としてコメントしている姿を目にするのは非常に珍しいであろう)。仕様でも両者の差異が生じる余地は確かにあったと分かる。

ルート 今回、東海第二と福島6号の2つ注文をいただいて、まず第一に標準化という点で、エバスコやGEのデザインワークで、たとえばコントロールスケマティックとか、ワイヤリングデザインについては十分経済性が得られたと思うのです。しかし、ハードウェアについては、多少問題がありました。またこの2基を別々のサイトにおいたということで、必ずしも2基同時発注のメリットを完全に発揮できなかったということもあります。

ハードウェア標準化の問題につきましては、日本の場合アメリカと情況が違って、エバスコとGEが1人ずつのエンジニアを東芝のためにも、日立のためにも割り当てなければならなかったという問題もあります。今後総合的な経済性の追求については、やはり売り手も買い手も使用者も、どうやったら一番アドバンテージが得られるかと、一層検討してみる必要があるんではないかと思います。

(中略)今回のデザインワーク関係につきましては、エバスコ、GEではまず完全な一つのデザインを設計して、もう一つについてはそれをフォローしてつくるという方法をとったので、いわゆるエデュケーションという意味で、メリットがあったのではないかと思っています。ただしこれは金銭的なものでなく時間的なものですが。

(中略)

スフィカス
 別に、原電さんと東電さんが一緒になってやったことで、問題がたくさんあったとは思いません。原電さんはいくつかの点について、東電さんと違った意見をもっておられましたが、それほどの問題ではありませんでした。

一方、原電さん東電さんGEと三者の意見が違ったときは、どうしても三者が合意しなければなりませんでしたが、原電さんがいろいろ有効なサジェスチョンをしてくださって、原電さんと東電さんが最終的に意見が一致するということもありました。そういった面では、原電さんはGEをむしろHELPしてくださったと思っています。

新春座談会 東海第二発電所着工にあたって 」『日本原子力発電社報』1973年1月

ここで、耳慣れないテクニカルタームについて説明しておこう。コントロールスケマティックとは展開接続図とも訳され、機能・システムを表現した電気回路図面である。ワイヤリングデザインとは、スケマティックより下流工程の、実体的な電気配線図。使用するケーブルの電気的な機能からの選定も必要になってくる。例えば、ある計装にシールド線を使うかどうか等の判断などである(「第2編1.システム計画と表現法」『シーケンス制御用語辞典』電気書院 1983年6月)。

なお、難燃性にするかどうかは、スケマティクやワイヤリングデザインではなく、より上流の電気工事の仕様策定段階で決めるのが一般的ではないかと思われる。

福島第一6号機はGEが設計を請け負ったが、日本国内で出来る仕事は東芝が請け負った。よって、東芝グループ系の電線メーカー、昭和電線がケーブル納入の主体となった。社史には次のように書かれている。

一方、1965年(昭和40年)、アメリカのピーチボトム原子力発電所建設中に起こったケーブル火災事例から、アメリカのメーカは難燃性ケーブルの開発及びその評価方法の提示を行うとともにその使用を推進した。このような背景のもとに、東京電力(株)福島第一原子力発電所6号機用ケーブルでは、アメリカのプラントメーカであるGE社から、IEEE383,323規格(いずれも1974年制定)に規定されているような、従来と異なる耐環境性と難燃性をもった信頼性の高いケーブルの開発が要求された。当社は東京芝浦電気(株)の協力により、約40種類の各種原子力用ケーブルを開発し、東京電力(株)の型式試験に合格して49年から53年(注:1974年から78年)の間に約1500kmのケーブルを納入した。

これらのケーブルに対する要求性能としては、ケーブルが燃焼源となり火災の伝播をしないことおよび機器の腐食と人命の危険防止などを考え有毒ガスまたは煙の発生が少ないことなどであった。また、ケーブルの構造上の特徴は、ケーブルを構成する絶縁体(EPゴム、架橋ポリエチレン)およびシース(クロロブレン、ビニル)のみならず、ジュート介在およびゴム引布抑えテープなどを難燃化し、さらにシース用ビニルは燃焼時の腐食性塩化水素ガス発生量を一般用ビニルの約3分の1としたノンコローシブルビニルとしたことなどである。これらのケーブルは、プラントの設計寿命40年間における通常運転時の性能と設計想定事故(冷却材喪失事故LOCA条件)に対する性能および万一の火災時にケーブルが延焼しない難燃性能を有する非常に高度なもので、BWR型、PWR型の両型式の原子力発電所において想定されるいかなる条件下においても、充分に性能を維持することが可能となり、現在の原子力発電所用ケーブルの基礎となっている。

この福島6号機の成果は、その後のBWR型のみならず、PWR型原子力発電所向けのケーブル納入実績となって結実し、さらに、これら原子力プラント用ケーブルの技術は一般のケーブル技術の向上にも役立ち、その応用は多岐にわたっている。たとえば、難燃化技術を応用して、火力発電所や製鉄所などの一般プラント用の低圧から高電圧に至る各種の難燃性ケーブルを開発し、数多くの使用例があるのを考えてみても、その意義は非常に大きい。

「第8章4 原子力・防災用ケーブルの開発」『昭和電線電纜50年史』1986年5月 P202

前回記事で紹介したように、東海第二のケーブル総延長は大体1500㎞と伝えられている。したがって、昭和電線は東海第二と構成の同じプラントに対して1社でほぼ全てのケーブルを納入したことになる。そして、後述のように福島第一6号機にケーブルを納入していたのは昭和電線だけではなかった。

なお、東京電力は福島第一6号機を建設した際、BWR-5を自社の標準化プラントにすると決めていた(『電気新聞』1979年10月25日1面)。実際、この後BWR-5は柏崎刈羽原発5号機まで10基に渡って建設され続けた。

【IEEE Std 383-1974制定と日本の規制への取り込み】

今更だが、原子力の世界でいう「難燃性ケーブル」とは何だろうか。

ネットで「難燃性ケーブル」を検索すると様々な製品のカタログがヒットするが、実際は鉄道用とか、消防法に基づく一般防災用(「耐火ケーブル」と言ってるのは大抵これだ)など、業界ごとに法規制があり、売られているケーブルも用途が決まっている。

原子力発電所で使用する難燃性ケーブルの定義は『発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令の解釈について』という経済産業省の文書があり、311までは既設プラントは「延焼防止剤を塗布したケーブルがIEEE 383 (国内ではIEEE 383の国内版である電気学会技術報告(II部)第139号の垂直トレイ試験に合格していること)と書かれていた。

IEEE Std 383は歴史的には1974年版が有名である。内容を簡単に説明すると、試験対象のケーブルを何条か垂直に立てたトレイに布設した状態で下の方をバーナーであぶり、上の方に燃え広がっていく様子を20分観察する。基本的にはトレイのケーブルが全焼しないで火が消えていれば難燃性と認められる。なお、現在は2015年版が発行されている。

この規格はその他にもLOCA条件という基準があり、炉心溶融時の原発内部を模擬して放射線や高温の蒸気に一定の時間晒しても通電可能な性能を維持していることが要求される(この条件は、今回の記事では余り関わらない)。

以下、「原子力発電所用ケーブル開発の現状」(『日本原子力学会誌』1978年1月)も参考にしつつ、IEEE Std 383-1974制定から80年代頃までに日本の規制へ火災防護策の取り込みが完了するまでの時系列を示す。

  • 1974年4月:IEEE 323および383-1974が制定される
  • 1975年3月:ブラウンズフェリー1号機火災事故
  • 1975年12月:「発電所用原子炉施設に関する技術基準を定める省令」を改正し、原子炉施設内でのケーブルの延焼防止のため不燃または耐熱材料の使用を定める。
  • 1977年:安全設計審査指針の指針6に明記
  • 1978年11月:東海第二発電所運開
  • 1979年10月:福島第一6号機運開
  • 1980年:原子力安全委員会「発電用軽水型原子炉施設の火災防護に関する審査指針」を決定
  • 1986年:日本電気協会JEAG4607「火災防護指針」策定

一つ補足すると、上記原子力学会論文では、東京電力は福島第一3,4,5号機にてケーブル類の技術仕様書はIEEE Std 383-1974に準拠と記されているが、難燃性ケーブルを大量に用いているという意味ではないだろう。これらのプラントは『昭和電線電纜50年史』他の記述によれば、非難燃ケーブルを布設して完成している。実際には東海第二と同じく、1977年秋の5号機を皮切りに、延焼防止剤の塗布と一部ケーブルの難燃性への更新が実施された。

なお、延焼防止剤は1972年頃から一般に普及が始まったとされている(「有・無機の延焼防止塗料 住友電工」『電気新聞』1975年6月4日5面 に経緯記載)。

海外で最初に運転を開始したBWR-5は1984年の米ラサール原発1号機である。新設プラントへの難燃ケーブル適用はアメリカでも当たり前となっていた時期だ。

つまり、東海第二はBWR-5の中で唯一非難燃性ケーブルが大量に布設されたプラントと考えられる。

【元々、東海第二と福島第一6号機の建設スケジュールは同時期だった】

上記のような事実に対して、少し事情に詳しい読者は次のような疑問を抱くと思う。

東海第二の運転開始は1978年11月に対して、福島第一6号機の運転開始は1979年10月である。従って1年後に建設された福島第一6号機が難燃性ケーブルを採用出来、東海第二が採用出来なかったのは、寸手の差ではあっても、自然なのではないか。

私もそうだった。だから、この記事は最初、「何故火災問題の深刻さを受け止めず、東電とおなじ1979年まで延期しなかったのか」と問題提起するつもりだった(後でこの問題も扱うが)。

しかし、原発のような土木工事が常に予定通りに進行するものだろうか。

そういった観点から、もう一度最初から工程を見直してみよう。非常に興味深い事実が明らかになる。

まず、計画段階では東海第二と福島第一6号機は同時期の着工、運転開始を想定していた。

具体的に言うと、着工の前までの工程は完全に同一だった。原発は着工の前に基本設計を国(原子力委員会)に提出して設置許可を得なければならなかった。この設置許可は1971年12月に揃って提出された。その後、国側も設計に共通点が多いことから審査を同時に進め、1972年12月に揃って設置許可を答申した。

ネットですぐに過去記事が読める『原子力委員会月報』では雰囲気は分からないが、設置許可申請も下記のような感じだったのである。

昭和46年12月17日、電源開発調整審議会において東海第二発電所は、東電福島原子力発電所6号機増設とともに建設計画が決定され、これに基き同年12月21日両発電所は、内閣総理大臣あてに設置許可申請書を提出しました。

内閣総理大臣から諮問をうけた原子力委員会は下部機関である安全審査会に審査を委託し、昭和47年1月10日第98回原子炉安全専門審査会で、東海第二発電所を第84部会、福島6号機を第85部会で検討するとともに、両発電所は同型の原子炉であるため、炉関係については合同で審査をすることが決定されました。また両部会は通商産業省原子力発電顧問会と合同で審査を行なうことも決定されました。

(中略)11月7日第107回原子力安全専門審査会において福島6号機、伊方原子力発電所(四国電力)とならんで東海第二発電所の最終報告書がまとめられ「安全は十分確保される」との結論が出されました。

(中略)昭和47年12月23日正式に東海第二発電所の設置許可がおりました。

東海第二発電所設置許可おりる 」『日本原子力発電社報』1973年1月

日本原電が設置許可を得た1972年12月に作成した社内文書『東海第二発電所設備概要』「1.序」によると、この時点で着工は1972年、運転開始は1976年末を予定していた。

一方、福島第一6号機の場合、運転開始は1976年秋ごろを予定しており、東海第二よりも早期の運転開始を計画していた(「東電、GEと調印 福島原発主要機器の建設で」『日刊工業新聞』1972年12月16日11面)。

実際は設計遅延からどちらも着工が1973年春に遅れたが、その差は東海第二が4月、福島第一6号機が5月と僅か1ヶ月だったことが、両社のウェブサイトにある概要の情報からも分かる。

更に、初期には東海第二の工程の方が後になるように計画されていたとの証言もある。

東電は1990年代に部長~取締役級でリタイアした幹部達の回顧談をまとめた『東電自分史』というシリーズを刊行している(当時『電気情報』誌でPRするなど力を入れていたのだが、311後もライターや研究者からは、内容が些末だと思われたのか知らないがずっと無視され続けた)。

6号タービンはすでにSITEに納入されて長期保管の状態にありましたが、その後GEで設計変更により、最終段翼(L-0)最終段1段前の翼(L-1)を植え替える事になり新製品を送ってきまして、東芝の工場で植え替え工事を実施することになりました。

東海2号のタービンも条件は同じでしたが、東海2号の建設工程は最初F-6より半年遅れであったため、GEの工場ですでに植え替えが終わった後日本に送られてきていましたので、この件は解決済みでした。

中村良市「原子力発電開発の道程(2)」『東電自分史第V集』P65

なお契約について補足しておくと、電力各社とプラントメーカーが結んだ契約は、設計変更・追加(即ち仕様の変更・追加でもある)、見積価格条件などの細部を変更するため、数度に渡り変更されている。その中には東電が先行して変更契約した内容を、原電が参照して後追いの形で変更していたパターンもある(「第2章第3節 工事契約」『東海第二発電所の建設』日本原子力発電 1984年3月)。

後述のように、1974年まで、ほぼ同一の運開予定という状態は続いた。

【東電は6号機着工後に開発された難燃ケーブルを採用した】

このようにして両プラントは工事に入ったが、興味深いのは、IEEE 383-1974が発行されて間もない時期に、東電が福島第一6号機に採用を決め、昭和電線もその意向を受けてケーブル開発を進めていた事実が同社の技報で報告されていることだ(「原子力プラント用難燃ケーブルの開発」『昭和電線電纜レビュー』1974年12月 No3 P51)。

一般に、この時代の設置許可申請ではケーブルの仕様について細かく記載はしていない。設置許可申請は基本設計に相当し、詳細設計作業は工事が開始されてからも続く。よって、この当時、ケーブル仕様は詳細設計段階で決定することだったのだろう。だから東電は、着工後の1974年にIEEE規格が発行されても、難燃ケーブルを採用出来たのだ。

参考に、同時代の実務書からケーブル工事の手順を示す。

Nppplandesignconstruction_1979_p515

徳光岩夫「第4・29図 ケーブル工事の手順例」『原子力発電所の計画設計・建設工事』1979年P515

準拠規格の決定は上図の①④に相当する。⑤⑥のケーブル表のことを東海第二ではCCL(Cable Condit List)と呼んでいたようだ(この他布線表,Cable Wiring Listという呼び方もある)。日立自身は「ケーブルの手配、ケーブルトレー、ケーブルシャフト(ケーブル束が垂直移動するための床貫通部)、コンジット、ケーブル貫通部等の経路、布設量の適否の判定、ケーブル布設等電気工事の基本」と説明している(「第3章工程の更改 4 電気計装工事」『東海第二発電所建設記録 第3編 建設工事総論』P144)。

原子力機器というと、有名な平井憲夫氏の講演禄にあるような、「枯れた技術ばかり採用し、新技術が入らない」という批判がある。推進側も「実績と信頼性」をPRしたい時には枯れていることを売りにする。だが、福島第一6号機のケーブルについてはそうしたイメージに反していた。昭和電線が自主開発出来た理由は、74年中に規格が要求する試験設備(いわゆる垂直トレイ燃焼試験の設備)を工場に設けていたことも大きいだろう。

なお、日本の電線メーカーは難燃ケーブルの製品化で遅れていたことを前回記事で説明したが、ケーブルメーカー各社の社史を読むと、この時期になっても、米英の電線メーカーの技術を模倣する段階を脱していなかったことが分かる。

東電も難燃化には比較的積極性を見せ、1975年に社内基準を定めている(「電線路の難燃防火対策と動向」『電気学会研究会資料』電線・ケーブル研究会 1991年3月P6)。後年の津波問題で見せた問題先送りの姿勢とはかなり違った印象を受ける。

コラム
福島第一6号機がケーブルのIEEE規格対応を出来た理由はその外形的性質にもあると考える。

  • 地上建築物に使用するので、長さ当たりの質量が変わっても、航空機などに比べるとデリケートな管理が不要である
  • 難燃化とは材質を難燃性に変える事を意味しており、特に布設されるケーブルの主力である制御・計装ケーブルにとっては電流容量が多少変化したところで、元々mAオーダーの電流しか流しておらず、ケーブルの仕様の100分の1以下であることも珍しくはないため、設計条件が極端に厳しいということが無い
  • 仕上外径(被覆を含めた見かけの太さ)も殆ど変らない

なお、東海第二の日本側サブコントラクターだった日立も、日立電線が1974年中に試験設備を設け、難燃ケーブルの製品開発に着手している(『日高工場史』 日立電線 1979年)。

だが、発注者の日本原電にはこのような動きの形跡が全く見られない。

【6号機の難燃ケーブルを採用後、両プラントの建設工程が引き伸ばされた】

更に不思議なのは、IEEE 383-1974制定後、建設工程の大幅な引き伸ばしという「チャンス」があったのに活用しなかったことである。

着工前の運転開始予定は上述したが、着工が遅れたため、1974年時点では両プラントとも、既に工程を引き直していた。

東海第二の場合、電気新聞などにもコメントしていた運開予定は契約工程で1977年8月、日立の目標として1977年5月であった(「第1章 概要」『東海第二発電所建設記録 第3編 建設工事総論』P111、他)。

福島第一6号機の場合、運開予定は1977年10月であった(「原子力時代の躍動 東電、主役電源へ脱皮」『電気新聞』1974年8月15日4-5面)。

つまり、着工から1年経過しても、両プラントの運開予定は殆ど同じだった。

しかし1975年1~2月に再度引き直された工程により、両プラントには大きな差が付いた。

工程延長の理由は主としてオイルショック以降の総需要抑制策による急激な景況の悪化、電力需要の伸びの鈍化にあったが、東電・原電共にGE側分担の詳細設計の遅延や、プラントの狭隘さによる機器や配管の干渉等の修正個所を大量に抱え、工事も当初の予定に比べて大きく後れを出し、輸入機器などの納入も遅延していた。

かなり端折った形になるが、その様子を引用してみよう。まずはプラント全体工程の延期について。

東海第二発電所建設工事における前半のヤマ場は、75年2月、原電日立のトップ会談による工程更改に対する合意であったと考えている。オイルショック、EBASCO設計の大幅遅延等目標工程の遂行が不可能視され始めた74年春から約1年間、工程問題は揺れ続けた。

(中略)

我々がEBASCOの配管計画および応力解析の遅延を知らされたのは、73年9月28日のEBASCOエンジニアリング工程会議の席上であった。(中略)EBASCOオリジナルスケジュールに対し5.5~9.5ヶ月、原電の要求に対しても3.5~7.5ヶ月遅れるという状態で(中略)原電側もことの重大性を認め、直ちに、EBASCOに工程改善の要求を出し、10月5日その結果の説明があった。すなわちEBASCOに対しては、次のような要請を行った。
(1)人を米国内で集めて増強すること
(2)必要なら日本から応援を出す
(3)残業をすること
これに対して(1)はすでに遅すぎるとして(2)の必要はないが、(3)に対しては直ちに実行すると言ってきた。また、原電最高幹部からGEの最高幹部に働きかけるとともに、福島6号より実質的に東海第二を先行させるよう要請し、さらに原電から人を出し常駐させて督促する等の具体策を実行することにした。

(中略)

(74年)12月に入り(中略)東電の福島4号の運開14ヶ月繰り延べの正式申し入れがあった。

(中略)75年2月19日、原電吉岡常務(当時)と日立綿森常務(当時)のトップ会談が行われることになり、この機会を逃しては当分工程変更の突破口はないと考え(中略)打ち合わせにのぞんだ。以下、2月19日の会談内容を要約すれば資料のとおりである

資料

吉岡常務より
NT-2(注:東海第二を指す略号)の運開は77年5月15日を目標で努力してきたが(注:この時点で当初計画の76年末より半年遅延している)困難となった。(中略)原電としては納期を遅らせないことが絶対条件であり社運を賭している。

(中略)
日立側(ワ)より
日立としてギリギリは78.6.1運開の線である。しかしこれではあまりにも遅れすぎて原電の意志に沿わないと思われるので、さらに努力してみたい。一応の目標として77年末運開とし、これに向かっていかにしたら達成できるかよく検討してみたい。

「第3章 工程の更改」『東海第二発電所建設記録 第3編 建設工事総論』1978年11月

結局、日立の要求は受け入れられ、この時点で77年末運開が目標となった。しかし実際にはさらに一年ほど遅れることとなった。

東海第二の建設記録から分かることは、73年秋には東海第二を優先することがGEに要請されたこと、ケーブルの発注遅延は問題ではなかったことである。なお、GEからの回答はこの部分の記述に無い。中村良市氏が書いていた半年遅れからの挽回となると、随分な急変振りだ。

東電についても再び中村良市氏を引用しよう。

②工期の延長
需給の落ち込みにより、電源建設工事は軒並み工期を繰り延べる事になりました。忘れもしませんが正月15日(昭和50年1月15日)突然電源計画課長から呼び出しがあり5、4および6号を1年ないし1.5年工期を延長してもらいたいという事を通告され、その理由をるる説明されました。工程表を明日までに提出せよということになりその晩は徹夜で工程表を作る羽目になりました。その時決めた運開日がその後実際に運開した日であります。

(中略)6号機はPCVの据付が完了した段階ですが、大部分の機器は現場に到着しており、また、タービンなどGEよりの輸入機器も多く1年以上どうやって完璧な状態にして保管するか大問題になりました。

6号機建屋の近くに大々的な保管倉庫を作りGEの指導のもとに綿密な保管体制にはいりました。

工期延長はいろいろな事態を起こしましたが、一方、この頃から発生したSCCに対する対策、改造を実施することができた事など、良い面も多々ありました。また6号機は設計の遅れを取り戻すことができ、(中略)その後の安定運転に寄与することが出来たとおもっております。

中村良市「原子力発電開発の道程(2)」『東電自分史第V集』P63

東電は原電よりも更に工程を遅らせ、75年1月時点で79年の運開を予定していたことが分かる。正直ベースの工程と言えよう。

難燃ケーブル採用の観点から見ても、延期は都合が良かった筈である。プラントメーカーはCCL作成を腰を落ち着けて行うことが出来るようになるし、ケーブルメーカーはその間に量産体制を整えれば良いからだ。

そもそも、時系列を比較すれば分かるように、福島第一6号機より早期に運転開始を計画していたとしても、難燃ケーブルを購入出来ない当てが無かったとは言えないだろう。

【GEによる東海第二CCL作成遅延】

上記のような工程の元、電気配線設計の要、CCLはどうだったのだろうか。

本プラントでは、EBASCOがCCLを作成したのであるが、これが大幅におくれ、最終的に実際に使用できるCCLは当初の予定より2年も遅れてしまった。このため工事工程が大幅にずれ、RPV(注:原子炉圧力容器)耐圧前の突貫工事となり、さらに耐圧後にも大量の作業が持ち越され異常状態となった。図-18にCCL入手の変遷と、それに伴う工事計画の変遷を示す。以下本図に沿って具体的に述べる。(中略)

Nt2construction_record_no3p144fig18

(2) CCL入手の督促
CCLの入手の督促は. 原電を通し再三行ってきたが、'74年8月取水口行ケーブルのCCLが発行された以外は、大幅に遅れる状況となった。唯一の取水口行ケーブルのCCLも問題が多く、実用できぬものであった。'74年8月原電からEBASCOに対しCCL入手促進を行った結果、
a) NT-2のCCLはコンピューターで自動作成する。
b) EBASCOのCCL発行期日は、
  受電関係ケーブル'74年12月末
  他ケープル'75年3月末
であることが判明した。
'74年初めにCCLの早期入手を要請しておきながら8月に至り6-9か月も遅れとなったのである。この理由としては、EBASCOIこCombinationStructure構造に対する実績経験がないため、電気関係配置の基本的問題で設計変更が続発し、電気計画全般が影響を受けたのも一因であろうと推測される(注:電源室などが狭隘でレイアウトや布設ルートを見直した)。しかし、この時点でCCLの大幅遅延を大問題として原電トップまで上げなかったのは、我々の認識の甘かったこととして反省させられる。

(中略)最終的に実用可能までに仕上げたのは76年6月末である。

この処理に当たり、EBASCOはLiaison Engineerを1名サイトに常駐させた。

原電は、'75年12月に4名、'76年1月以降1名(一部パート)が本件の処理に当たられ、日立は'75年12月から'76年6月末までに、原電と合同で行ったチェックのみで、約700人日を投入した。

結局、当初のCCL入手要求期日から2年遅れて実用可能なCCLを得たことになった。

「第3章工程の更改 4 電気計装工事」『東海第二発電所建設記録 第3編 建設工事総論』1978年11月P144-146

1974年4月の規格発行時に難燃化を決定出来なかった原因はこれだろう。図がまざまざと設計者達の時間を空費したことを示している。当時はすぐケーブル製作にかかりたかったにも拘わらず、GEがCCLの納期と設計品質を守れず、日程関係の情報も散発的にしか流れて来なかったのである。また、日立も設計変更に電気技術者のリソースが割かれ、線種の更新には尻込みしたのだろう。

なお、先の昭和電線によると納入したケーブルは約40種とのことである。日立も難燃化対象の線種を一覧化し「CVの3芯はFR-CVの3芯に書き換え」といった読み替え表を作った上で、CCLを順次更新出来た筈である。図面管理上は線種の書き換えだけなので比較的単純な作業であり、如何に発電所の規模が大きいとはいえ、設計補助者をICC(茨城コピーサービス)辺りから動員すれば、1ヶ月程度の短期で可能だったのではないか。

【日立電線難燃ケーブル開発の状況】

運開延期という千載一遇のチャンスが巡ってきた1975年から76年にかけて、日立のケーブル開発・製品化の状況はどうだったのだろうか。

東海第二関連の資料は非売品を含めてプロの技術史研究者並に調査したのだが、難燃性ケーブルへの変更を検討したという記述すら見つからなかった。昭和電線の場合はGEからの要求があったとも言及されているが、それに相当する記述も無い。

311後に起こされた東海第二訴訟の準備書面(50)「東海第二原発のケーブルの老朽化問題について」では次のような説明をしている。

論文「原子力発電所用のケーブル開発」(「日立評論」1976年3月号)では、「近年、アメリカではプラント火災の経験から、グループとしてのケーブルの難燃性、特に火災を伝搬させないことについての要求が高まってきた」、「原子力発電所の設計上想定される事故の一つとしての冷却材喪失事故に対しても安全確保上の重要項目にケーブルが取り上げられ、品質認定の基準化の検討が行われてきた」としながらも、「我が国では、この新しい規格に従い、確実に試験を実施した例はまだない」としていた。

私は原告には入っていないが、興味深い点に注目していると思う。日立電線の言う「確実に試験をした例」とは、自社の試験設備ではなく、米国認定機関での試験を指している。

一言で言えば、随分控えめなPRという印象を受ける。

なお、『日高工場史』によれば、日立は東海第二と同年に運転を開始した浜岡2号機にも(一部だが)IEEE 383-1974準拠の難燃性ケーブルを納入していた。1975年12月なのでかなり早い。

また『日立評論』の記事から半年後、日立電線は原研と共同開発した制御系ケーブルを、米フランクリン研究所に送って火災・LOCA時の試験を依頼し合格した。「電線価格との問題はあるものの」今後は本ケーブルが使用されるものと期待している旨を当時の記事は伝えている(「冷却材喪失事故時試験 米民間試験に合格 日立電線 原発用600Vケーブル」『電気新聞』1976年10月13日5面)。

そう、日立電線も制御ケーブルを開発したが、高価になったというのだ。これが、PRを控えめにした理由の一つなのかも知れない。

恐らく、昭和電線のケーブルが米国認定機関の試験を受ける前から、東電の採用を前提に製品化されたことを考えると、『日立評論』の記述はLOCA条件の厳密さを意識した、差別化策であったように思われる。

なお、東電が70年代半ばに採用した難燃性ケーブルは、昭和電線のものだけではなかった。藤倉電線も1976年に東電の形式認定を受け、福島第一6号機用に難燃ケーブルを納入している(『フジクラ100年の歩み』1987年P145-146)。このように見てくると、少なくとも難燃性については、米国の認定機関の試験にパスするよりも、まずは電力会社の認定をパスことの方が大事であったようにも読める。

よって、東海第二に難燃性ケーブルを採用したければ、日立電線製ケーブルの製品化が遅れていたとしても、日本原電なりGEが鶴の一声で海外を含めた他社製のケーブルを買わせればよかっただけである。

【日本原電が難燃ケーブルを採用しなかった理由】

改めてまとめよう。一般論としては、次のような理由を候補として思い付くだろう。

  1. メーカーに電線の開発能力が無かった。
  2. 工期が延びる可能性があった。
  3. コストアップを嫌った。
  4. 火災対策にかける信念が東電より不足していた。

以下、これら4つの仮説の正否を検討してみる。

【1】

これまで述べた理由から否定出来る。

ただし、日立電線については、生産技術に難があった可能性がある。『東海第二発電所建設記録 第3編』「第13章 電気計装」によると、次のような製造不良があったからである。

1976年11月初旬ごろCCNケープル(架橋ポリエチレン絶縁クロロプレンシース制御ケープル) の一部に、心線の絶縁体同士が粘着を生じているものがあると判明、その後の調査で、 絶縁厚などに規格外れのものが発見きれるなどがあったため最終的には粘着の発生したケープルは全数交換した。

原因はCCNケーブルの製造法にあり、PCV内に使用するケーブルについては,型式テストおよびLOCA時のテストを行うこととなっており その条件は低温加硫(100℃x 8時間加硫)方式でこれらのテストを行い承認されていた。ところが実際の製造では、低温加硫で8時間も行うより中混加硫なら160℃X5分で済むとの判断から無断で中温加硫としてしまい、粘着を生じた。

このような品質事故を起こしたにも拘らず、翌年『電気と工事』1977年8月号では懇意にしている大学教授が難燃化などの防災技術に関心を持っていることを知って日高工場を訪問した際は、技術開発の成果のみをPRし、「企業が失敗に遭遇した時どう向き合うか」という視点は皆無だった。

Denkitokoji197708p71

日立電線自身が編纂した『日高工場史』にも当事故は記載がないが、このような行為は、疑うことを知らない傲岸な技術者を生むことになる(研究家目線では、記念史を利用する醍醐味はこういう所にあるとも言えるが)。

【2】

これまでに述べた内容で否定出来る。色々書いたが、最も重要な要因は東電が採用を決めたのは工期を延長する前だったこと。その時点で両プラントの運開予定は殆ど変わらなかったこと、工期はケーブル以外の要因で伸ばされた性格がより強いことである。特に日本原電より1年遅く変えられた東電はそうだろう。

なお、東海第二にて、延焼防止剤の塗布は1977年7月~11月に施工された。ただし、難燃ケーブルを布設していた場合は、塗布が必要な範囲は大幅に減少し、5ヶ月も要さなかったと思われる。つまり、CCLの更新とケーブル製作に時間を要したとしても、延焼防止剤塗布の工程が短縮されることで、ある程度は取り返せた筈だ。

コラム
産業用のケーブルを(海外)調達した経験から述べると、まとめ買いで半年かかることは今でも珍しくない。当時の技術書には布設の3ヶ月前には発注すべきと書かれている(徳光岩夫『原子力発電所の計画設計・建設工事』 電気書院 1979年P520)。『東海第二発電所建設記録 第3編』P145によれば8ヶ月である。

逆に、余り前に発注して保管することも好ましくない。10年以上前の話になるが、ある通信ケーブルを買い置きして3年後に使用していいか聞いたところ、先輩の技術者に「腐って特性が悪くなっているからダメだ」と言われたことがある。そういう意味からすると、建屋がほぼ出来上がってきた段階でケーブルを発注すればいいのだから、それまでに製品化出来れば良いということになる。

【3】

次の記述から否定出来る。

難燃性ケーブルとしては、従来よりシリコンゴムやその他フッ素系樹脂を用いたケーブルなどがあるが、これらは耐熱性であり、かつ難燃性が高い反面、経済的には高価であることから所内ケーブルすべてに対して採用するには適していない。このことからわれわれは絶縁体としてUL規格、CSA規格の難燃性試験に合格する難燃架橋PEおよび難燃EPゴムを用い、シース材料としては燃焼時に発生するHCLを少なくし、かつ難燃性を高めたノンコローシブPVCを使用したケーブルを開発し、各種難燃性試験を行ない良い結果を得た。

(中略)この種の電線は経済性の点でも特に不利益がないことから難燃性を要求する一般分野の利用にも最適なものである。

「原子力プラント用難燃ケーブルの開発」『昭和電線電纜レビュー』1974年12月 No3 P62

昭和電線は1974年時点で新開発した難燃ケーブルはコストで問題が無い旨を述べている。上述の、1976年『電気新聞』記事の日立製制御ケーブルとは対照的だ。

ただし、一般論として、日本原電がコストを非常に気にしていたことは当時の社報からも読み取れる。そのような思考(気分)から安全性について大した考慮もせずに不採用にした可能性は否定しない。

原子力発電所の建設についてお金の面でもう一つ重要なことは建設期間が長いということです。「金は天下の廻りもの」といわれるとおり、回転してくれないことにはどうにもなりません。この点原子力発電所の建設は資金を寝かせるということでも右総代といえるでしょう。具体的な一例を東海第二についてあげてみましょう。

東海第二の工事費1880億円のうち1460億円はこれ全て借金です。仮に運開が一ヵ月遅れるとしますと、その頃は全ての支払がほぼ終わっていますから、年利8%で計算しても1460億円X8%X1/12で約10億の金利が余計にかかります。しかもここで大切なことはその分に見合う電気料金がその時に入ってこないということです。逆に運開していれば、運開直後ということで利用率50%としても1100MWX97%X24HX30日X50%で月4億KWHの電気を売ることが出来ます。5円/KWHとしても20億円です。金利との出入りだけでも差引一ヵ月30億円もの違いが生じてきます。ですから建設期間を「一日でも短くしてほしい」というのが私達資金調達に携わる者の願望です。

経理部経理課「東海第二発電所工事資金調達にあたって 」『日本原子力発電社報』1975年9月P6

また、日立電線が供給できない場合、他社製ケーブルを調達するといった手段は、供給出来ないメーカーにとっては失注である。その意味では、日立に対する発注維持が難燃化より優先された可能性はある。

その仮説を補強する証拠として、オイルショック以降は総需要抑制により、原発メーカーも電線メーカーも青息吐息であったことが挙げられる。前者の事情は「苦難の原発メーカー 運開延期で操業悪化」(『電気新聞』1975年5月23日4面)、後者の事情は「切実さ増す電線業界 不況脱出、秋か来春」(『電気新聞』1975年6月23日3面)といった記事や各社の社史で確認出来る。

なお、当ブログ記事「初期BWRターンキー契約の本当の問題点~原電敦賀1号契約を中心に~(2)」で触れた通り、ケーブル難燃化が焦眉となる10年前の1967年に和訳された『米国における電力設備の建設工事』では「他の製造者からの構成部品がターンキー契約によって製造され、購買されたものよりも望ましいことがある。」と予見されている。東海第二はターンキー契約ではないが、以前のプラント建設での契約文の特徴を随所に引き継いでいることは原電自身が認めている。

つまり、企業系列に拘り過ぎることの弊害は、とっくに指摘されていた。

【4】

これについては疑いなく断定できる。本物の熱意があれば、まだ上流工程段階だった1974年中にケーブルの変更を決断すれば良いだけだ。また、その結果として仮に工期が延びてしまうとしても、本物の熱意とは毎月10億円の追い銭よりも、例えば武谷三男が『原子力発電』(岩波新書、1976年2月)で白日の下に晒した『大型原子炉の事故の理論的可能性及び公衆損害額に関する試算』(国家予算に匹敵するオーダー)を天秤にかけるような態度を指すからである。

なお、工期が延びたとしても、金利を除けば半年までは問題は生じない。1970年代末の予備率はさほど高くはなかったが、電事連によれば、9電力会社合計で夏季最大電力が冬季電力を上回るようになったのは1968年以降のことである。従って、現実的なネックは1979年のピーク需要に間に合わせることであるから、運開が1978年11月から半年程度遅延しても夏には間に合ったということだ(よく運開前の発電量を当てにすることがあるが、試運転は停止リスクがあり、本当の意味で当てになる戦力とは言えない)。

運開延期による供給予備不安を払拭出来ないのであれば、工期再設定時、オイルショックで繰り延べされたLNG火力の建設を再開して調整すれば良かっただけのことだ。

【小括-40年後にふり返って-】

建設から40年近い時が過ぎ、日本原電は東海第二の再稼動に当たって、コストの増加を嫌ってケーブルその他で様々な対策費を削っている。その度合いは外部電源などにも見られるように、同業他社に比べても激しい内容である。原発を維持したいと考える人達も、「延焼防止剤や防火シートがあるから大丈夫」などと奇妙な屁理屈(それで大丈夫なら難燃性ケーブルの開発自体がそもそも不要になる)を振り回したりしないで、原電が40年前と同じ愚行を繰り返そうとしている事実を直視してはどうだろうか。

【一般社会からの批判も無視】

このような工程変更を経て、1975年12月、東海第二はいよいよケーブル布設の準備を完了し、電気室・6.9kV受電関係を皮切りに、当初計画の6ヶ月を遥かに上回る、1年半以上の期間をかけて布設を行った。

その間、日本原電は1976年頃、国内のインシデントと一般社会からの警告も無視している。

ケチのつき始めは、大きなレベルで言えば、むつ事故以来高まっていた推進と規制の分離に即座に対応出来ず、原子力安全委員会の設置でお茶を濁してしまったこと。1月の国会でも共産不破氏から性急な開発への批判があったが、三木首相は規制強化を約束するのみで、内閣自体も秋に降ろされてしまった。

具体的なレベルの言及となると、今では原発批判の古典となった『原子力戦争』とこれまでの出来事が対比出来る。

「『展望』連載のドキュメント・ノベル、面白く拝見いたしました。ところで、(注:1976年)四月上旬の夕刻、東京電力福島第一原子力発電所二号炉で起きた火災事故のことをご存知でしょうか。正確に申し上げますと、初旬とは、二日、午後七時半頃。場所は、二号炉建屋内の(中略)メタクラと呼んでいる電気室。メタクラには何本もの太い電気ケーブルがあるのですが、燃えたのは直径10センチのケーブル三本で、中に約一五百本の導線が走っているのです。この火災は五十本の消火器で消しとめられ、その後、三交替による二十四時間突貫作業での修理がおこなわれ、終了するまでに四日間かかっています。もちろん会社は火災事故のことは秘密裏に処理し、消防署への連絡も禁じました。

この処理の方法は、”公開”の原則に反するのはもちろん、日本の原子力産業の発展のためにもはなはだ感心できません。何でも秘密にしてしまう姿勢が、国民の疑惑をなおのことエスカレートさせ、原発開発をいっそう遅滞させる原因になるに違いないからです。それ以上に、私がこの事故を看過できないのは、去年、一九七五年三月二十二日に、世界最大の規模を誇るアメリカのブラウンズ・フェリーの原子力発電所で、やはりケーブル火災が起こり、(中略)防火対策がまるでなされていないことを露呈したものでした。」

「美浜一号炉燃料棒事故の疑惑 田原総一朗の報告」『原子力戦争』ちくま文庫版 P310

このくだりは小説仕立てではなく、完全なドキュメントとして書かれている。田原氏に告発の手紙が届いたのは4月21日だったが、5月12日には毎日新聞その他で「ボヤだった」として(渋々)公表されている。

『原子力戦争』を読んだことがある人は分かると思うが、原発批判の他に、味方陣営同士・告発者とジャーナリズム間での疑心暗鬼が随所に描かれている。田原氏もこの事故よりも題名の通り、美浜の事故の方に関心を向けてしまい、その評価は軽いものだった。

40年経って東海第二に関する記録と時系列を合わせることで、この告発の価値が浮かび上がる。『原子力戦争』は1976年6月に刊行されたが、例え東電が同業他社に情報隠しをしていたとしても、この事故が世間一般レベルでも問題視されたことを原電も日立もGEの日本支社も皆、知り得たということだ。何故なら反対運動の動向を監視する目的もあり、こういった原発批判本は会社として(総務・企画部が)必ず購入するものだからである。新聞報道のスクラップも同様だ(普通はファイルするし、私は、東電がスクラップしたファイルの現物を目にしたこともある)。個人的に関心を持って購入した社員達もいるだろう。

にもかかわらず、原電は東電に追従すらせず、東海第二のケーブル仕様を変更しなかった。理由は『東海第二発電所建設記録』「第4編第13章電気計装」に掲載の工程と比較すればはっきりしている。上述のように、既に布設工事に入っていたからである。特に1976年8月以降、1年余りの間、全系統で布設の華僑を迎えていた。今更世論を気にして線種を変更・再手配する余裕は無かった、といったところだろう。

このチャンスをフイにしたことが、告発者の警告通り、その後の原電の隠蔽体質・ケーブル問題に大きく影響していることは2018年の今、改めて指摘すべきことだろう。古い資料を活用したければ、このように工夫を加えれば良い。

【採られるべきだった対策とは】

とは言え、原電や日立だけを責めれば済む、という訳でもない。

【早期に、正直ベースの工程を報告する】

設計の遅延という内部的な要因には、GEの納期遅れ、設計品質の低下が係わっていることが多く指摘されている。日本側文献が情報源の大半を占めているからかもしれないが、中村良市氏は過去のGEと比較してもレベルが低下していると嘆きを残している。

一般論として、そういう状況が主要アクターのどこかに発生することは避けられない。従って、そういう状況に陥った場合には、プロジェクト完遂(この場合運開)までの、正直ベースの見通しと課題を早期に立てるべきだろう。そうすれば、他のアクターもその予定を前提に策を講じていく。福島第一6号機はそれを行ったおかげで、ケーブルに限らず、様々な設計の見直し・改善を盛り込めたとされる。

一方『東海第二発電所建設記録』を読むと、IEEE 383-1974が制定された時期、納期遅れの情報は小出しとなっていた。

【共同研究する】
電力会社は1970年代より重要な技術課題は会社の枠を超えて関連メーカーにも呼びかけ、『電力共通研究』(略称:共研)として取り組む習慣があった。過去に実施された共研のリストはネットで公開されていないようだが、年に1つか2つしか取り上げない、という類のものではなかったと記憶している。

しかし、現状で1970年代にケーブルの難燃化が共研にリストアップされたという情報は入手出来なかった。あれば、電力の建設記録や電線メーカー各社の社史に記述される筈だが、規格対応は各社ばらばらに動いている。後に電気学会が研究会を作ったが、報告が発表されるようになったのは1970年代末で、そこでの知見が福島第一6号機向けケーブルに間に合ったかは怪しい。

この様なやり方は資本主義的には正しいのだろうが、重大な事故に直結する安全技術の導入には不適当な手法である。もし共研の対象にしていれば、より互換性の高い標準ケーブルを複数のメーカーで生産することで、二重三重の開発コスト負担を避けることが出来たと考える。そういった開発方法は国鉄や電電公社など、官公需系ではしばしば見られるものだ。ケーブルメーカー各社の社史を読んでいても、他分野ではあった。

『財界地獄耳』(東京スポーツ新聞社 1981年3月)では日立製作所の苦境について、『週刊東洋経済』1980年新春特大号を参考にしながら解説している。それによると、日立・東芝共原子力部門の収益は長らく赤字で、1980年頃に漸く期間損益で黒字に転換したのだという(勿論、本書が出る前からメーカーの損益に関する情報は業界紙でも断片的には示されていた)。私は原子力部門ではないとは言え、メーカー側技術者であることを断った上で書くが、収益が長らく赤字だった理由の一つは、電力が負担すべき開発コストから逃げていたのではないかという疑問も沸く。

【国策なら、安全投資は国で助成する】
また、国費による支援の貧弱さについても当時から指摘されていた。一般向けの代表例は田原総一郎『生存への契約』(文藝春秋)で、難燃ケーブルの開発完了後の1981年に出版されている。同書では技術開発に手厚い支援を行った西ドイツの事例を提示していた。恐らく、原産会議の誰かが、「このままでは日本の原子力技術の自立・優位性獲得に支障する」と危機感を持ち、田原に取材協力したのではないだろうか。

一般向けが1981年とするなら、業界向けの刊行物での問題提起は当然それより速かった。特に、傍流系統のメディアを読み返すと意外な程の的確さに驚かされる。

例えば『原子力界』というB5版で毎号20頁程度しか無い刊行物があるが、第8号(1976年8月)には、「日本の工業技術開発力は高くない」というタブーの存在や、原発推進と称して電力会社を煽動しながら寄生し、集金活動を行う児玉誉士夫的な人物が批判的に言及されている。まるでアゴラ系を想起させる内容だが、それが出来なかった事例に東海第二のケーブル問題も連なったということだ。

【規制は、経過措置を安易に認めないようにする】
1970年代、日本の規制機関は配管材料などには非常に注意を払っていたが、火災防護については(結果として)いまいちだった。当然反省すべきことである。

日本の規制が期待出来ないと外圧に頼らざるを得ない。ただ、前回述べた事情から「アメリカの規制の方が優れていた」とは言えなさそうである。

関連することだが、以前、敦賀1号機のターンキー契約について調査した時、US Licensable条項について触れた。米国の規制機関がGE製の原子炉に対して安全上追加を要求した設備は、着工後であっても、敦賀にも無料で設置するという条項である。

NRCが発行したRegulatory Guide 1.20,Fire Protection Guidelines for Nuclear Power Plants(June 1977)では建設中プラントに対して日本同様、難燃性ケーブルの採用を義務付けなかった。東海第二にUS Licensable条項の有無を示す資料は見つけられていないが、あったとしても、有効な手にはならなそうだし、だからこその現状だろう。とても残念だ。

東海第二に直接かかわるところで言えば、1975年5月、原子力委員会による「原子力発電所周辺の線量目標値」の決定によって、ALAP(As Low As Practicable,後年のALARA)対策としてシステムの追加・改良を行った件は、規制運用の歴史事例として注目に値する(「8.2.3 新技術の開発・適用」『日立工場七十五年史』1985年12月P388)。

ただし、BWR-5のラサール1号機が1984年の運開である事実と照らすと、経過措置の運用は日本より厳しかった可能性もある。経営の論理による工期短縮要求は同じでも、米国の場合は供給予備率が常時20~30%あるため、余り追い込まれない環境で建設できたことは影響しているだろう。日米ともに言えるのは、最初が肝心であり、経過措置を無闇に認めるべきではなかっただろうということだ。

【参考】

本文に記載した以外を含め、下記を参考にした。

  • 「原子力プラント用難燃ケーブルの開発」『昭和電線電纜レビュー』1974年12月 No3
  • 「第8章4 原子力・防災用ケーブルの開発」『昭和電線電纜50年史』1986年5月
  • 「第2章」「第5章第1節 絶縁線(その1)」『日高工場史』1979年9月
  • 「ケーブル配線の防火区画貫通部の防火措置工法」『電気と工事』1977年5月
  • 「「電線・ケーブル製造工場」見学記」『電気と工事』1977年8月
  • 「II 3. 原子力分野への展開」『フジクラ100年の歩み』1987年12月
  • 「電線路の難燃防火対策と動向」『電気学会研究会資料』電線・ケーブル研究会 1991年3月
  • 「第2章 新事業部の分離独立」『住友電工百年史』1999年2月
  • 「1.序」『東海第二発電所設備概要』1972年12月
  • 「東海第二発電所設置許可おりる」『日本原子力発電社報』1973年1月
  • 「新春座談会 東海第二発電所着工にあたって」『日本原子力発電社報』1973年1月
  • 「東海第二発電所工事資金調達にあたって」『日本原子力発電社報』1975年9月
  • 「第3章 工程の更改」「第13章 電気計装」『東海第二発電所建設記録 第3編 建設工事総論』日立製作所 1978年11月
  • 「第2章第3節 工事契約」『東海第二発電所の建設』日本原子力発電 1984年3月
  • 中村良市「原子力発電開発の道程(2)」『東電自分史第V集』1995年11月
  • 「8.2.3 新技術の開発・適用」『日立工場七十五年史』1985年12月
  • 「原子力発電所用ケーブル開発の現状」『日本原子力学会誌』1978年1月
  • 「4.2.4 ケーブル工事」『原子力発電所の計画設計・建設工事』1979年
  • 「美浜一号炉燃料棒事故の疑惑 田原総一朗の報告」『原子力戦争』ちくま文庫版(原著1976年6月)
  • 「日立製作所」『財界地獄耳』東京スポーツ新聞社 1981年3月
  • 福島第一原子力発電所の沿革(東京電力)
  • 東海第二発電所(日本原子力発電)
  • 燃え上がる可能性のある原発が10数機・・毎日新聞のお年玉 [原子力規制委員会、指針・基準]」『畑のたより、環境・核篇』2013年1月6日
  • 東海第二原発のケーブルの老朽化問題について」『東海第二訴訟準備書面(50)』2017年7月

※2018年5月25日深夜~26日深夜:タイトル変更、本文校正。内容追加。
※2018年5月28日深夜:1974年時点での運開予定追記。
※2018年5月31日【4】、記事末尾に供給予備率に関する記述を補足、一般社会の批判に三木内閣の件追記。

2018年5月 6日 (日)

その後のブラウンズフェリー原発1号機~再稼働への道程~

東海第二のような非難燃性ケーブルで施工された1970年代の原発の規制を考えるにあたって、ブラウンズフェリー原発1号機の事例は注意を払う価値があるように思われる。

既に様々な資料で紹介されている通り、1975年3月22日、稼働2年目の新鋭機だったブラウンズフェリー1号機で、蝋燭の火を発火源とするケーブル室の火災事故が起き、原子力発電所の防火対策を大幅に見直される契機となった。

だが、その後のブラウンズフェリー1号機の顛末については、日本では断片的なニュースの継ぎ接ぎであり、よく知られていないと言って良い。彼等は何をどこまで教訓化していったのだろうか。

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ブラウンズフェリー1~3号機(TIMES FREE PRESS

実は、1号機は22年の運転休止を経て2007年に再稼働を果たした。2017年、国会でも参考としてその名前が挙がっている。以下、私が収集した資料の中からそれぞれの時代の同機の状況、およびNRCや所有者であるTVA等の動向について、時系列順に書き下してみた。

また、当時の難燃ケーブル製品化状況を踏まえ、東海第二問題を考えるための教訓を抽出したい。

【着工から火災事故修理まで】

TVA(日本で言えば電源開発のような、元は水力中心の国策会社)が本機の炉形選定、見積徴収などの検討を始めたのは1965年のことだ。その後10ヶ月の審査を経た後1967年5月に建設許可発行され、87ヶ月の建設期間を経て1974年に運転開始した(「軽水炉原子力発電所のコスト解析(米国)」『海外電力』1979年3月号P47)。東海第二に比べると4年程古いプラントで、時期的には福島第一2号機とほぼ同じである。そして翌1975年に火災事故を起こして運転を停止した。

1970年代末の電設関係専門誌には、ブラウンズフェリー事故を意識している例が少なからず見られる。

それは、1973年11月の大洋デパート火災などに代表されるように、国内においては高度成長によるビル建築の急速な普及の反面、一般防災対策においても防火対策の不備が問題視され、海外先進国でも似たような事情があったからである。そのため、ケーブルの延焼防止策、電気機器の不燃化を法改正等で規定する流れは、原子力発電所に限ったことではなかったのだ。

この火災の後でNRCは事故の究明と対策に立ち上がった。その結果、改善勧告および火災復旧計画が作られた。改善勧告には火災の直接原因と経過およびその遠因となった工事の不備と設計の欠陥を詳しく調べ、改善対策に参考になる事項を説明している。これらによると両方の文書に延焼防止塗料としてフレイムマスチックを使用することを指定した。これらからわかるとおり海外では自由諸国および共産圏を含めて電線ケーブル延焼防止塗料が広く使われている。

加藤義正「延焼を防ぐ屋内電路のレイアウトと改造」『電気計算』1979年6月P200

※大成建設 建築設計部

このように、事故直後に提示された防火対策はアスベストを含有するフレイムマスチックという延焼防止剤をケーブルトレイに塗布することであった。

NRCは本機事故以降、火災防護の基本的考え方として、火災を発生させないこと、発生した火災を速やかに検知し消火すること、火災による損傷の規模を最小限に抑えることという、深層防護の考え方が取り入れた。各要件はNRCの主管部署の技術見解書(Branch Technical  Position  APCSB9.5-1)として1976年5月1日に発行され、その後に正式な規制(10CFR50.48及び10CFR  Appendix  R)として1981年2月17日に施行された。1号機は下記のように1976年9月24日に系統に復帰(運転再開)した(『平成27年度発電用原子炉等利用環境調査(原子力発電所の継続的な安全性向上のための動向調査)』日本エネルギー経済研究所 2016年3月P27-28)。

当時の原子力技術専門誌が注目したのはRegulatory Guide 1.20,Fire Protection Guidelines for Nuclear Power Plants(June 1977)の発行であった。この中で、既設プラントは延焼防止剤を塗布する旨定められていた。難燃ケーブルの使用するように明記したのは新設プラントに限定された(「原子力発電所におけるケーブルの延焼防止対策」『FAPIG』1979年7月号)。

一方、本機の修理については、IEA(Institute for analysis)がEPRI(米電力中央研究所)の委託により実施した、「原発長寿命化における技術的可能性の調査」に載っている。概要を和訳した『海外電力』記事から引用しよう。

電気ケーブルの劣化はケーブルメーカー、基準制定機関(例えばIEEE,NRC,ANSI)およびEPRIや国立研究所のような研究機関を含む多くの機関にとって、興味のあるテーマである。原子力級のケーブルはほとんどの場合、加速劣化後のLOCA時においても、十分な性能を保てることが試験によって確かめられており、またこの性能が40年の運転期間中にわたり十分維持されるとされている。しかし加速試験の根拠となるアルへニスの理論(引用者注:アレニウス?)は非常に疑問視されており、このことは現在のEPRIの電気ケーブルに関する研究の大きな動機となっている。EPRIの計画では原子炉建屋に置いたケーブルの試験片を、定期的に取り出し人工的に加速劣化させた試験片と比較することにしている。

必ずしも典型的な例とはいえないが、アラバマ州TVAのブラウンズフェリー原子力発電所でおこったケーブルトレイの火災では、大規模なケーブルの取り替えを必要とし、ユニット(注:号機に相当する表現)全体のケーブルの約30%を交換した。このケーブルの取り替えには約18か月の期間と約1億ドルの費用を要した。

原子力発電プラントで使用するケーブルの耐用期間は、加速劣化試験をベースにして約40年である。しかし、これより長い寿命を持つケーブルを開発しようという動きは現在のところほとんどないため、より長い寿命をもつケーブルの商業ベースの開発、試験、および現存するケーブルが40年以上の寿命をもっていることの立証等は、原子力産業界で対応しなければならない状況にある。このため新しいプラントの設計に当たっては、特に温度が高く、高放射線下でもケーブルの交換が簡単にでき、また魔モニターおよび試験のためのケーブルの設置も容易にできるような設備側の配慮がなされるべきである。

「原子力プラントの長寿命化への展望(アメリカ)」『海外電力』1986年5月P33-34

なお、連邦動力委員会(FPC)に提出されたデータによれば1号機の建設費は1976年換算で1065[MWe]X421.63[ドル/kWe]X1000=449,035,950ドル=4.5億ドルである(「軽水炉原子力発電所のコスト解析(米国)」『海外電力』1979年3月号P47)。この計算からは、当時の1億ドルは建設費の5分の1近い相当な額であると見込まれる。もっとも『エネルギーレビュー』1991年7月号P48には1号機は建設費10億ドルとの情報も書かれている(初号機特有の、付帯施設込みの価格だろうか)。

ただし、上記の記事だけでは具体的な延長は分からない。難燃か非難燃かも不明だ。ただし、火災が起きた事情や焼損区域は配線工事のやり直しという点で新設みたいなものであるから、難燃ケーブルが使われたのではないかと推測する。

米国メーカーは事故前に難燃ケーブルを製品化か】

なお、1970年代中盤時点で難燃ケーブルは製品化されていた。

その理由は、1975年の本機事故以前より、小規模なケーブル火災は米国の原発でもたびたび発生していたから。後述の『昭和電線電纜レビュー』記事によると、特に1965年のビーチボトム原発での火災が開発促進の契機になり、原子力発電所用ケーブルの規格としてIEEE Std 383-1974の制定がなされた。それに合格することで難燃性を保証することが可能になった。なお、規格上の寿命は40年と、一般的な原子力プラント寿命に整合している。勿論、こうした規格は重複する内容で別の団体が制定するのが日常茶判事で、当時もANSIやJISなどで類似の動きはあった。また、それぞれの規格改訂もあるので、今の目で見て難燃性と言えるかは保証の限りではないが、何の考慮もしていないケーブルに比べれば大違いであろうことは、誰でも分かる。

原子力用難燃ケーブルを、最初に製品化したのは米国メーカーであった。初期の報道で確認したのは「原発用ケーブルを試作 日立電線原研高崎 今後、対米輸出に期待」(『電気新聞』1975年2月5日5面)。アナコンダ(Anaconda Wire and Cable Company)、オコナルト(Okonite Company)、セロ、レイケム等は日本メーカーに先立ってIEEE Std 383-1974に合格していると考えられていたという。セロは確認できなかったが、残り3社は(当然かもしれないが)米国メーカーであった。各社は電気協会に電線カタログを送ったのだろう。

日本では米国に続く形で昭和電線、古河電工、続いて日立電線などが実用化し1970年代後半積極的に論文を投稿していた。技報で最初期のものは「原子力プラント用難燃ケ-ブルの開発」(『昭和電線電纜レビュ-』1974年12月)。他に「米国型原子力発電所(BWR,PWR)用ケーブルの燃焼性」『FAPIG』1976年8月号では同規格での燃焼試験をパスした製品のラインナップを目的としている。「難燃ケーブル「ダンフレーム」」『古河電工時報』1977年1月も同趣旨の記事である。両誌でのケーブル火災対策に関する技術紹介はこの後数年間高頻度で続いている。

住友や藤倉は殆ど調べ切れていないが多少の時期の違いを除けば大同小異であろう。

ここでは本機の来歴に係わる所を述べるため、日本メーカーのケーブル難燃化対応が遅れた経緯などは別に記事を設けて述べたい。

【ケーブル交換範囲が3割に留まった背景】

上述のように、最初の再稼働に当たって、本機のケーブル交換範囲は3割に限定された。直接的な要因を書いた文献は未発見だが、背景要因としてはTVA、NRCの双方に理由があったと思われる。

原子力発電所の設計と建設は、以前に比較して大幅に複雑化している。すなわち、設計に必要な種々の解析が複雑化し、政府等へ提出する資料等も大幅に増えると共に、解析等の精度の向上が要求され、更にもっとも厄介な問題として規則等の頻繁な変更等がある。そのため、原子力発電所の設計に要するマンパワーは増える一方で、石炭炊き火力発電所と比較しても相当多くのマンパワーが必要になっている。

すなわち、1973/1974年(運開時点)で、原子力は石炭火力の倍のマンパワーが設計に必要であったが、これがセコイヤ(注:1981年)、ベルフォンテと進むにつれ、さらに増えている。

(中略)ここで当然「このようなコスト高を導くような、規則等の増加は、コスト的に正当化されるのだろうか」という単純な質問にぶつかる。例えばセコイヤ原子力発電所をとってみても、その設計と建設に必要なマンパワーの予測は、予測を行なう毎に増加しており、特にTMI事故後の増加は異常とさえ言えよう。

「TVA原子力発電所-建設の現状と提言-」『アトム』1982年4月P47

他にも資本費のかかるプラントを建設しているということは、一般論として財務体質の悪化は避けられない。こういう状況では現状復旧的な計画とせざるを得なかったと思う。

もう一つの理由は、NRCが発足から10年程の間、バックフィット規制の厳格な運用を怠っていたからである。

最近、90年代までのNRCの実情を記したレポートをいくつか入手した。作成者が明記されていないが、東電や電事連はワシントンに事務所を持っていることが知られている。恐らくそのスタッフが現地情報を要約したかレポートを翻訳した物であろう。

1970年代にNRCは10CFR50.109「バックフィッティング」を承認した。この趣旨は原子力発電プラントの新しい要件を国民の安全を十分に高めたもの(リスク重点規制)に制限することだった。「バックフィット」とは電力会社により要件の増加をもたらすような既存規制を新しくまたは修正した規制、あるいはその新解釈をさす。

NRCは何年もかけ、リスクの重点の姿勢にバックフィッティングを重ね補う方針や手順をいろいろと制定してきた。しかし1985年のNRC調査で、実際にはNRCはバックフィット規則を基本的に無視してきたことが結論づけられた。バックフィット規則はその後さらに明確にされるため改訂された。

「合衆国原子力発電所におけるリスク・ベース規制」1995年4月 P6

その後TMI事故が1979年に発生し、その際にも被水や熱影響等で機能しなかったケーブルがあったことが問題視されたが、本機は停止されなかった。この時期は、非難燃ケーブルを多用した防火対策の不十分な原発でも運転を許可していた。日本の規制当局と同じく、鈍かったのである。

【運転休止】

しかし、1985年3月に本機は3号機と共に運転休止に追い込まれた。後年、運転再開を報じた原産新聞の記事によると、1984~85年にかけて、格納容器漏洩率試験の不合格、原子炉水位計装に関する問題など、安全上の問題が次々に指摘されたことが決め手であったという。2号機は先年の8月に停止していたから、以降本所の全号機は数年に渡り稼働しなかった。

【閑話休題-NRCと産業界の対立-】

経産省が実施している動向調査などを読んでいても、NRCと産業界の安全とコストを巡っての駆け引きに関する記述は結構書かれているものである。

先の『アトム』記事でTVAは航空産業に品質管理手法を学ぶと主張していたが1988年にフォード・米国日産出身のラニヨン総裁が就任すると、2000年代の電力需要の伸びを期待し、原子力推進の姿勢を前面に出し、NRC対応の許認可対応の他、PAも重点施策となった(「米TVAラニヨン総裁は強調する」『エネルギーレビュー』1991年6月)。

この間、本所は6年かけて13億ドルを投じて改修を続けた。2号機は1991年に運転再開を認められたが、反対派からはNRCは火災防止基準を免除するための甘い解釈をしたなどと批判されていた。なおこの時点で3号機は1995年の再開予定であり、実際とさほどの違いは無かったが、1号機は1999年と実際に比較しかなり楽観的な工程が建てられていることも特徴である(「ブラウンズフェリー原発の操業再開へ」『エネルギーレビュー』1991年7月)。

米国の原子力界が最も落ち込んでいたこの時期、TVAは同国唯一の原発推進事業者として(助成こそ受けていないものの)国策の一端を担うことを自負していた。TVAは本機に限らずセコイヤやワッツバーでも長期の運転停止・建設中止からの再開に漕ぎ着けることになるが、このタイムスケールの感覚は、日本のダム業界関係者にも通じる執拗さを見て取ることが出来る。

運転休止から10年後の話だが、次の実例も入手したので紹介しよう。

『停止時及び低出力運転リスク 米国産業並びに規制サイドの見解』(1995年4月)には停止中の安全余裕を増加させるためNRCが規則化を図った際、米原子力産業界が反対したことが記されている。ここで言う安全余裕とは、停止している際でも2台ある非常用発電機を同時に分解点検してはいけませんよ、1台は生かしておくようにとか、溶接作業を伴なう場合は定められた養生や仮囲いをせよといったものをイメージして貰えればよい。中には恒久的な設備を求められることもあるが、この場合は点検の段取りの変更などで済む物ばかりで、NRCも追加のコストは少ないかゼロと主張していたが、産業界は古いデータに基づく規則化であり、定検期間が伸びるなどコストがかかると反対した。

提案規則の番号まで載っていたが、NRCのHPで10CFRをチェック(※)すると当該番号には全く別の規定が書かれていた。バックフィットの件とは異なり、結局NRCが押し切られたようだ。

※NRC Library > Document Collections > NRC Regulations (10 CFR) > Part 50—Domestic Licensing of Production and Utilization Facilities

表面的な米原子力業界擁護を国内に持ち込む論調には注意すべきだろう。特にNRCが産業界に押し切られているケースについてはもっと掘り起こしが求められる。

【大規模改修と再稼働】

転機は拡大基調を続けた電力需要と、原子力ルネッサンスの到来であった。TVAは1号機の運転再開スケジュールおよびコスト評価を実施。2002年5月、1号機の運転再開を決定し、18億ドルを投じて、同機の大規模な改修工事に着手した。当時のレートを単純に1ドル100円とすれば、1800億円の巨費を投じたわけだ。原産新聞も「規模としては新規建設にも匹敵するもの」と伝えており、エンジニアリングおよび技術サービスをベクテル・パワー社が、改修作業をストーン&ウェブスター社等が担当した。

2006年5月には1号機の2033年8月までの運転期間延長(20年延長)が、2007年3月には115万5,000kWへの出力増強(5万7,000kW増)が、NRCより認可された。出力増強はこればかりではなく、2004年6月、1~3号機の128万kWへの出力増強(各12万5,000kW増)を申請した。

そして2007年5月に再稼動したのである。

原産新聞だけでは情報が少なすぎるので更に調べた。ケーブル関係は機械学会の報告によれば次のようになっている。

内容は難燃性ケーブルの採用、ケーブル貫通部への防火シールの施工の他、延焼防止塗料の塗布も採用されている。安全に関係するところは、50%以上、EQ(Environmental Qualification,耐環境性能検証。NRCによる解説リンク)は全て、Paper Work(品質管理文書)が無いものは全て交換し、ケーブルの分離(トレイン毎)も行っている。

機械学会報告では交換したケーブルの延長は100万フィートとなっている。これは海外の専門メディアNEIの記事にある200マイルとほぼ合致する。メートル法では320㎞となる。ただしべクテル社のプレスリリースでは150マイルと若干少なめの値となっている(べクテル分担分と解するべきだろう)。

海外の文献を見ても、ケーブルを難燃化した背景は専ら防火対策との絡みと思われるが、経年劣化対策の先取りとして更新した面もあると思われる。

高経年化に当たって劣化予測を研究していた1990年代、海外でも概略次のような問題が知られていた。

原子力発電所の寿命延長を阻害する可能性があるために解決されなければならない技術問題として次の5つが特定され、これらの問題を解決するための研究活動が各国あるいは国際協力の下で推し進められている。

(1)原子炉圧力容器の照射脆化問題
(2)炉内構造物の粒界応力腐食割れ(IGSCC)
(3)クラス1配管の疲労問題
(4)電気ケーブルの環境性能検定(EQ)問題
(5)格納容器の接近不可能な個所の腐食問題およびコンクリート構造物の劣化問題

(中略)(3)、(4)および(5)の問題の対象である配管、電気機器(電気ケーブル)および格納容器は構造的にパッシブなものであることから、多くの場合、総合的な検査が行えず補正補修に頼っている状況にある。疲労による金属材料劣化は電気機器の経年劣化に比べはるかに研究の進んでいる分野である(中略)一方、電気機器に関しては、性能検定試験で用いられた人口劣化手法の不確実性や異なるメーカーによって製造された製品の違いのために性能検定そのものに問題のあることが指摘されている。

矢川元基「原子力プラントの高経年化対策‐格納容器を中心に‐」『第28回原子力発電に関する特別セミナー』1997年2月 原子力安全研究協会 P68-6
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1990年代当時、劣化予測技術が金属材料に比べて遅れており、製品仕様によって異なることもネックだったのであれば、予防交換してしまうのが手っ取り早く安全を確保出来るのは簡単に予想出来ることだ。

【その他の改修】

勿論、本機に加えられた改修はそれだけではない。2000年代前半までに実施された各種の安全強化策が本機にも適用されたようだ。18億ドルという改修費はそれらを織り込んでのものである。

311後NEIが公表した資料によると、主な改修として同型のBWRには下記が施されていたという。

Major Modifications and Upgrades to U.S.Boiling Water Reactors with Mark I Containment Systems.

1.  Added spare diesel generat or and portable water pump – 2002
  (予備ディーゼル発電機および可搬式ポンプの追加)
  ※『アメリカから見た福島原発事故―原因追究』 ETV特集 2011年8月14日によれば
ディーゼル発電機は水密化されている。
2.  Added containment vent – 1992
  (格納容器ベント)
  ※:米国でも規制要求ではなく、311後追加するか議論が紛糾している(『海外電力』2013年5月)。
3.  More batteries in event of station blackout – 1988
  (全電源喪失時に備えた蓄電池の追加)
4.  Strengthened torus – 1980
  (圧力抑制プールトーラスの強化)
5.  Control room reconfiguration – 1980
  (制御室の再構成) 
6.  Back‐up safety systems separated – 1979
  (予備の安全系の分離)

”U.S. Nuclear Power Plants Reconfirming Safety, Response Programs in Light of Japan Situation”NEI April 2011 P3

この内、311前に東電が実施していた事項は1の内ディーゼル発電機増設、2、4、5である。6はちょっと分かりかねる。東海第二の場合はHPCS用ディーゼル発電機を予備としてカウントしたため1は無い。

1については『諸外国における規制制度改善に係わる動向調査・分析』(日本エヌ・ユー・エス,2012年)P2.1-8によれば追加されたディーゼル発電機による全電源喪失耐久時間は最も長いプラントでも8時間とのことであり(本機は不明)、現在の日本の設備構成と比較すると不安の残る時間であった。もっとも、当時の米原発は事前に予想が可能な気象災害の場合、可搬型の非常用発電機をレンタルしていた。可搬型であることはともかく、地震津波に備えるためのレンタルは予知が不可能である以上、非現実的である。

5の制御室の再構成はTMI事故のヒューマンエラー対策だろう。東電の場合も30年史に記載している。画像で比較してみよう。

まず、UCSのブログに載っている1970年代の1号機制御室を示す。

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Dave Lochbaum, director, Nuclear Safety Project ”Fission Stories #16: Candle in the Wind”UCS October 19, 2010

次に、再稼働の際、ブッシュ大統領が訪問した時の写真がホワイトハウスのウェブサイトに載っていたので示す。

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President George W. Bush tours the control room at Browns Ferry Nuclear Plant Thursday, June 21, 2007, in Athens, Ala. White House photo by Chris Greenberg

中央に原子炉操作盤を配し、その両脇に弓状に補機盤を置く配置はこの世代のGE系BWRに共通するものだが、福島第一で見たような、第一世代制御盤のコア表示を撤去しモニタに置き換えたものに比べると趣は異なる。コアは撤去されていないが、チャートレコーダ (記録計)に代わって計測用途と思われる小型モニタを使用したペーパーレス記録計が横一列に配され(保守性は良さそうだ)、別途モニタも増設、第二世代制御盤に近づいた印象を受ける。補機盤のスイッチ類も統一された規格に沿ってるのか、綺麗に色分けされている。一時期地震対策として東北電で自慢の種に喧伝された、取手も追加されている。日本のBWRで実施された改修よりは規模が大きいかも知れない。

いずれにせよ、311前に国内BWRで改修されていた内容+増設蓄電池、可搬式ポンプ、ディーゼル発電機室水密化工事が加わっている。ただし、これまで収集した資料では電源室や建屋全体にわたる水密化なのかは分からない。2011年の竜巻報道の際のコメントを読む限りでは、敷地高を超える洪水に建屋ごと水密化しているとも解せる(第46回「米国でも福島第一1号機と同型炉で「外部電源喪失」事象-巨大竜巻が送電線を破壊」『ベンチャーエンタープライズセンター』2011年5月2日)。

このような曖昧さが残っているのは、現地記者や日本側インタビュアーの能力に原因がある。公表されたリリースを鵜呑みにする人がいるが、それは間違いだろう。

逆に、ブラウンズフェリーで行っていないが東海第二で検討を要する事項は耐震補強、津波対策、航空機衝突対策等である。ブラウンズフェリーはプレート境界に位置しておらず、この差は仕方ない。しかし、建設時は近隣に旅客機や空軍機の飛行場も見当たらないので仕方なかったにせよ、その後、自ら世界中に敵を生み出し、911を経験した国の航空機衝突対策が殆どなされていないように見えるのは奇異である。なお、建屋の上部に青く塗装された膨らみが見えるが、ansnuclearcafeの沿革に載っている古い写真から、元からあるものと分かる(もし何がしかのハード的改造を実施しているなら、是非改修見積もりの参考にすべきだろう)。

【固有の設計欠陥】

上述の改修によっても除去出来ない固有の設計欠陥がこの発電所にはある。建物としては3機の原子炉を一体の建物に収めていることだ。誰か指摘しなかったのだろうか。

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Browns Ferry Nuclear Plant” National archives at Atlanta

オイスタークリーク計画発表後の第二次原子力ブームにて、GEはマークI型の格納容器を使用した原発を大量に受注したが、一部にこういった二コイチみたいなプラントがある。代表的なケースはインドのタラプール原発で、日本とは福島第一1号機の試験時、GEが同所の当直長を指導者として派遣した縁がある(『共生と共進-地域とともに-福島第一原子力発電所45年のあゆみ』P134)。

本所の場合、格納容器まで半一体化しているタラプールよりはマシだが、建屋への水素漏洩時に3機まとめて吹き飛ばされるリスクや、1機が爆発した際に隣接機が近すぎて巻き添えになるリスクを負っており、本質安全上とても危険であると思う。

なお、空撮から判定しただけではあるが、米国内にはツインプラントで一体化した建屋に収納されていると思われるプラントとして下記があり、全てBWRである。

  • ドレスデン2,3
  • クアド・シティーズ1,2
  • ラサール1,2
  • サスケハナ1,2

なお、3機で一体収納されているのはブラウンズフェリーのみ。なお日本国内では廃炉になった浜岡1,2が比較的近接していたが建屋としては別個であり、二次格納容器たる外壁は共用していない(米リムリック1,2は浜岡1,2を渡り用の建物で連結したような姿である)。

どの原発も二次格納容器たる外壁を共用しているのか、それぞれ別個に仕切っているかは興味のあるところだ。ブラウンズフェリーの建屋平面図は見つけられなかったが、上の写真からは共用しているように見える。

当時競争相手だった火力発電所の本館設計で、このようにボイラを並べる配置に見覚えがある。設計スタッフも足りなかったろうから、火力から横滑りしたのかも知れない。

また、冒頭の写真に写っている、京都タワーの根元と似た形状の、排気筒らしき建築物も共用設計だろう。福島第一4号機で起こった逆流対策も良く検討しないとまずいということだ。武井満夫『原子力発電の経済』(東洋経済新報社,1967年)他、本所を資本費の安価な例として挙げる文献は幾つか見たが、そのからくりの一端はこの構造にある。

土地が幾らでも確保出来る北米の田舎で、このような設計を許容してしまったGE,TVA,AECの見識は大いに疑問だ。例え徹底した空調分離が図られていても、余りに近すぎるため、爆発した際の隣接号機への被害は福島第一とは比べ物にならなくなることを想定しなければならない。

推進派視点から一番予防的な解決策は爆発した場合両端の号機に影響する2号機を閉鎖し、系統除染後、圧力抑制プール、安全系ポンプ等を、残りの2機のバックアップにすることだったと思う。それをしないで他の点でNRCが「規制に厳しく」当たり、米国でPRAが多用される背景は、こうした欠陥設計(特にGE-BWR)の救済策なのではないか。

【避難計画の成立性】

5層の深層防護を事業者に求める米国らしさを感じたのは、TVAのウェブサイトに避難ルートが載っているところである。日本では避難計画は電力会社の責任ではなく、自治体に任されている。

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Browns Ferry Emergency Planning Zone Sectors”TVA(Website)

発電所から15㎞程北東にアセンズというライムストーン郡庁の街があり、テネシー川を挟んで南東に10㎞弱のところにディケーターというモーガン郡庁の街がある。北側のライムストーン郡は2010年国勢調査82782人、モーガン群は111064人である。その他はGoogleMAPを見る限り、日本のUPZに相当する半径30km内は農地となっている。本機が建設中だった1970年の国勢調査ではライムストーン郡41699人、モーガン群77306人であった。想定事故の規模にもよるが、福島第一と同レベルの事態を前提とした場合、双葉郡と同程度を考えておけばよく、避難計画の成立性については東海第二と比べ物にならないと思われる。

なお、風土の差は原発事故の前では些細な事だと認識しておくべきだろう。例えばアーニー・ガンダーセン氏は著書で、アメリカなら車に荷物を積んで逃げたら終わりだと謙遜していた。確かに家具は家に付随する習慣があるようだが、思い出の品や収集物はあろうし、人間関係のリセットが何も影響しない訳が無いからである。

【東海第二のケーブル布設状況】

ここからは東海第二との比較を中心に見ていこう。なお、原電は100ページ以上の詳細資料を提示しているが、TVAの相当資料は見つけられなかったので、比較は概略レベルに限られ、それも不完全なことをお断りしておく。

『茨城新聞』2017年7月21日によれば、「安全機能を持つ設備につながるケーブルは長さが約400キロあり、約80キロは既に難燃ケーブルを使用。残り約320キロのうち新たに約120キロを難燃ケーブルに交換し、残り約200キロは防火シート工法での対応を想定している」という。

なお、建設当時の情報だが、ケーブル延長は下記のような内訳となっており、大半が制御計測ケーブルとなっている。材質による区分は分からないが、当時は全て非難燃性ケーブルであったと思われる。

岩越(※注)-最後に、余談かも知れませんが、従来どんな記録にもないような数字を披露しておきます。

原子炉建屋の総重量は、機器配管 水なども含めて28万t。タービン建屋の総重量が16万t。機器別の重量として、原子炉圧力容器が、約800t、原子炉格納容器が1500t、タービン発電機が3600t、復水器が1200t。配管関係が全部で5000t、これを口径100㎜の管に換算すると長さが260km、それからバルブの数が計装用の小型バルブを除いて、6000個、配線関係で動力ケーブルが200㎞、制御計測ケーブルが1300㎞、主なモーターの台数が6500台という記録になります。

本社-誠に珍しい記録ですね。本日は試運転中のお忙しい中を、長時間にわたりまして、大変貴重な話を頂き、ありがとうございました。

注:岩越米助。東海建設所副所長

「座談会 BWR-MRKII-5 1,100,000kW 世界最新・最大容量 東海第2発電所で」『電気現場技術』1978年5月P35

東海第二の4年前に運転開始したブラウンズフェリー1号機のケーブル総延長は、情報を得ることができなかったが、「原子力発電所用ケーブルの開発」(『日立評論』1976年3月号)によると、一般論として1000㎞とありこれ以下とは思われない。逆に最大長は東海第二を超えることは無いと推測する。時代が下るにしたがって原発のシステムは複雑化する傾向にあるためだ。

【ケーブル取替延長はブラウンズフェリーより短い】

2002年から2007年の改修工事と、東海第二の新規制基準対応のための審査資料を比較すると、難燃性ケーブル取替延長はブラウンズフェリー1号機の320㎞に対して東海第二は120㎞に過ぎないことが分かる。既に難燃化済みの80㎞を加えても200㎞。これに対してブラウンズフェリーはケーブル室のやり直しを中心に事故直後に布設し直した分が全て非難燃性とすると、重複が無ければ320㎞+総延長の3割が難燃化済と推定される。

原電は、相当に甘い基準で東海第二のケーブル取替を計画していることが伺える。非難燃で残っている安全系ケーブル320㎞は、偶然にもブラウンズフェリーで取替たケーブルの総延長と等しい。同じ規模の工事を計画すれば全て難燃ケーブル化を達成できる。また、そのような工事が技術的に可能であることもブラウンズフェリーの事例は示唆している。

なお、原電も内部的にはブラウンズフェリーの事例を詳細調査したものと思われる。

【出力向上も織り込み済みだったブラウンズフェリー】

ケーブル問題から外れるのでこれまで触れていなかった出力増強だが、東海第二でも2007年度から5%向上させるための工事を順次実施してきており、その根拠には高経年化対策として設備保全・更新によって発電所の一層の安全性・信頼性向上を行なってきたことが根拠として挙げられていた(「当社東海第二発電所 出力向上計画に関する報道について」日本原子力発電 2008年12月1日)。

ただし、先行例のブラウンズフェリーの場合、WH社との受注競争およびTVAでの検討などを経て、出力向上の可能性を織り込んで計画されたという事実を踏まえておく必要がある。『原子力発電の経済』P35には「GE側は、BWRの設計出力から10%高い1098MWを保証定格出力とすることからはじめて、バルブの全開でこれより5%方高い1152MWを示し、さらに給水加熱器の一部をバイパスさせることで8%方高い1188MWが期待できると提案してきた」、またP37に「TVAは(中略)実際運転を通じて、BWRの出力がさらに5~10%の幅で拡張されるものと期待している」と記述されている。

灰色文献を含めて様々な資料を見てきたが、東海第二でそのような出力向上が計画時から織り込まれていたという情報は読んだことが無い。311前の時点で追加投資額が巨費が見込まれたことから、原電は電力各社の先陣を切る形で、投資額の捻出をしたかったものと考えられる。

出力向上の際に問題になるのはプラントの各部位にかかる熱的負荷。計算を全てやり直し、裕度や容量が不足する機械部品は交換する計画だったのだろう。一方、経理的視点からは、期待出来る増加収入に応じ、ケーブル等の更新範囲を策定していたのではないだろうか。もしそうであるとするならば、原電は相当以前からケーブル劣化や弱点についての詳細情報も把握していたことが予想できる。

脱原発側の視点からは、格納容器の内容積や圧力抑制プールの水量を変えられるわけではないので、後藤政志氏などが格納容器の本質安全性を示す指標として挙げている、出力当たりの容積や水量は減少するし、熱的負荷もこれまでよりきつくなる。当然潜在的危険性は増すので、老朽プラントに採って良い施策とは思われない。

ブラウンズフェリーの場合、特別な事情がある事に加え、米国がそういうリスクも許容する国であることは良く認識しておかなければならない。

【ケーブル問題で望ましい規制対応の姿】

ブラウンズフェリー1号機も、全てのケーブルを難燃化しているわけではない。そこには、日本の規制庁と同方向の甘さがあるのだろう。他の件も合わせると、NRCの有り様は過剰評価されてると感じる。

原子力プラント設計の基本的考え方や配管・圧力容器の強度については、日本の旧通産省の基準を満たすだけではなく、NRCの前身であるAECが発行した原発の設計基準(GDC)やASMEなどの基準を満たすことも求められた。このような考え方を防火対策にも適用すべきであると考える。つまり、米NRCの火災基準を最低限遵守すべき原則とし、規制庁が保安院・JNES時代の知見を踏まえて更に付け加えるべき基準や引き上げるべき閾値などの知見を有していれば、それらを規制対象に加えるスタイルが望ましい。「世界最高の安全」を達成するには少なくともNRCよりは厳しくなければならず、原理的にもそういった制度運用しかあり得ないだろう。

東海第二の場合その他にも下記の課題

  • 電源室(スイッチギヤ室)および非常用ディーゼル発電機室の配置設計の不備
  • 電源盤(メタクラ、パワーセンタ、モーターコントロールセンタ等)の耐震要求レベルの引き上げ

の問題も抱えており、これらを一括して解決するには、大胆なリレイアウトしか方策は無く、その際にケーブル類を一括して再布設すれば、1990年代以降のBWRと比較しても遜色の無い難燃化を達成出来ると思われる。どうせケーブルを変えてしまうならこの際、制御室も東通1に準じた第2・第3世代形に更新した方が、運転員への負担も軽減でき、長年の宿題となっていたTMI事故対策を完全な形で取ることも可能だ。第一世代制御盤に施されたTMI対策(ヒューマンエラー対策)は以後の世代に比較すれば不完全なものなのである。

まずは、そのような条件の元にプラント改修した場合のコスト見積もりを徴収し、経理的基礎について審議すべきではないだろうか。勿論、見積もり条件には地震津波テロ等でのバックフィットも取り入れるものとする。大都市近接、自然災害リスクは、ブラウンズフェリーとは比べ物にならないからである。それだけやって、初めてまともな審査が成立するものと考える。

311の教訓を反映して日本の原発は特定重大事故等対処施設を設けることになったが、5年の猶予期間が与えられ、その間は無くても再稼動が可能な制度となっている。だが、ブラウンズフェリー1号機が22年ぶりに再稼動した際、安全対策に関して、そのような猶予措置があったという記述は見当たらない。その点も教訓となり得るだろう。

また、TVAの事例から国策色が色濃い東電や原電は、10年越しレベルの再稼動であっても、政権が変わらない限り相当執着してくると、(厳しい)展望を持っておく必要がある。

【参考リンク】

次の資料を参考にした。他に、文中にのみ明記した資料もある。

以下は本記事に直接参照していないが、参考として挙げる。

別の観点から研究することになった際には、活用して欲しい。

2017年2月22日 (水)

東海第二の非常用電源配置はBWR-5の中でも最悪だった

前回記事「日本原電が一般向けには説明しない東海第二電源喪失対策先送りの過去
」のため資料を見直していて気付いたことがある。

福島事故の直後、福島第一の非常用電源が地下に配置された経緯の解明のために、電気事業連合会が国に資料を提出した(「国内BWRプラントの非常用電源設備の配置について」2011年8月23日)。

この資料にはBWR-5の先行建設事例と後続建設事例の非常用電源配置が載っている。東海第二と同じく、原子炉建屋の周りに非常用電源の収まった部屋を配した複合建屋方式である。

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「図5 BWRプラント(先行建設サイト)の主要な安全設備等の配置例」(電気事業連合会)

上図中で議論の対象にするのはR/Bの記号で示してある原子炉建屋。T/Bはタービン建屋、C/Bはコントロール建屋だが、今回の議論には関係しない。

M/Cとは6900V用電源盤、P/Cとは480V用電源盤のこと(電源盤という単語は余りテクニカルタームとしては一般的ではない気がする。配電盤とか、メタクラ、パワーセンターなど色々な呼称や分類があるが、事故後広く使われてるので当記事では電源盤と呼ぶ)。

電源盤と非常用電源は交互に連担して配置されており、電源盤は3ヶ所に分散している。非常用電源は2台が隣同士の部屋となっている部分がある。また、電源盤は平面配置だけが工夫されてるばかりでなく、非常用電源を据え付けている階より1階上に配置されている。

20110823tsiryo311fig6bwr5kouki
「図6 BWRプラント(後続建設サイト)の主要な安全設備等の配置例」(電気事業連合会)

電源盤と非常用電源は大きく分けて2分割されており、連担した配置から更に物理的分離が徹底されている。また、電源盤だけでなく、非常用電源も3ヶ所に分散し、非常用電源同士で隣同士の部屋となっている個所は無くなった。

さて、再度日本原電東海第二の配置を見てみよう。

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「第1.2-2図 建屋内平面配置図(地階部分)」『東海第二発電所設備概要』1972年

電源盤、非常用電源がそれぞれ、原子炉建屋の外周に連担して配置されている。しかもすべて同じ階にある。そればかりでなく、電源盤は1つの部屋に集中配置され、系統別の仕切り壁すら存在していない。このような配置では、スイッチギア室(電源盤の部屋)がやられてしまった場合非常用電源が生きていても即電源喪失に陥る危険な設計である。なお、非常用電源自体もディーゼル機関のため火元足りえるが、非常用発電機機械室の中には、隣の非常用発電機機械室の階段を使わないと上の階から降りて来ることが出来ないものがあるように見える(細部不鮮明のため留保はしておくが)。アクセスルートや防火対策に注意を払っていたのか疑問である。

原子力の歴史を紐解くとGE社はとてつもない技術力を持っているように思われているが、重要な動力源を分散する発想は隣接分野では昔から見られるものである(例えば軍艦の動力源のシフト配置。アクセスルートに関しては、例えばサイドリッツがどう建造されたのかなど、この時代の小学生向け図鑑にも載っている)。それが出来てないのだから、GEも設計思想レベルでは日本と大差無い面が多々ありそうだ。後続プラントを設計した技術者達は東海第二の危険性を良く分かっていたから配置を改めたのだろうが、福島事故後、そのことを積極的に告白しているとは思えない。臭い物には蓋、ということだろうか。

建屋レベルでのプロットプランを解説した文献は『原子力発電所の計画設計・建設工事』以来複数あるが、建屋内の具体的なレイアウトを比較した論文や書籍は未見である。設置許可申請には樹木状の電気系統図(物理配置を反映していないシステム図的なもの)と、建屋内の大まかな配置の両方が載っているが、文献でよく引用されるのは前者が多いように感じる。

東海第二は運開当時、世界最初のBWR-5であると盛んに喧伝された。その後、難燃ケーブルを使用せず延焼防止剤を塗布して火災対策をしていることが問題視された。1970年代としては標準的な対応だったが、数年後に完成した原子力プラントは火災対策のための製品開発の結果、ようやく幅広くラインナップされはじめた難燃ケーブルを採用していたので、差が付いてしまったのである。この問題に加えて、電源盤室が1ヶ所に集中しているため、余計に火災リスクを大きなものとしている。

福島事故後、各原発では過酷事故に備えるため非常用電源を最低1系統分別棟に新設することとなったが、東海第二の場合、元の非常用電源の設計のまずさを考えると、電源盤と非常用電源の分散を考え、他の原発より多くの新設が必要と考える。

それにしても、こんな素人の考えたようなレイアウトを都市近郊の原発でよく認可したなと思う。ただただ呆然とするしかない。やはり廃炉が順当だろう。

2017年2月15日 (水)

日本原電が一般向けには説明しない東海第二電源喪失対策先送りの過去

川澄敏雄さんが盛んにツイートしている通り、震災後の相次ぐ初期原発の廃炉によって、東海第二発電所はいつの間にか最後に残った1970年代運転開始のBWRとなってしまった。

しかも、元原発設計者の渡辺敦雄氏が指摘するように、BWR-5はMARKII格納容器を採用しており、炉心溶融時に溶け落ちた燃料が直接サプレッションプールの水に触れる可能性が高く、固有安全の面から見ると水蒸気爆発のリスクがMARKIより高いと指摘されている。

この問題の他にも浜岡3号機計画時の公開ヒアリング記録に残っているのだが、MARKIIはMARKIに比べて建屋の重心が高く、定性的には耐震性でやや劣ることが、以前から明らかになっている(故に、中部電力は炉形は新しくしてもMARKIを4号機まで採用し続けた)。

また、原発から30㎞圏内の人口が100万を超えており、シビアアクシデントが現実のものとなって以降は都市近接型の原発とみなされている。そのため、実効性のある避難計画はどれ程法制度を充実させても作成することが出来ない。にも拘わらず、茨城県知事を支える政財界は目先の利権を目当てにした再稼働に傾斜している。また、日本原子力発電(日本原電)も敦賀2号機が活断層問題で規制側からすら見放されつつある中、東海第二の再稼働の可能性を否定しないことで、手持ちの原発を残そうとしている。

以上が、東海第二原発を巡る概況だが、当ブログとしては、福島事故と一般的な原発再稼働問題に隠れて見逃されてきた、東海第二のような古いプラント固有のリスクについて、その経緯を明らかにし、日本原電と茨城県の先送り体質上、再稼働に正当性が見いだせないことを論じていきたいと考える。

今回は、東日本大震災発生以前の経緯を中心として、電源喪失リスクの中でも交流電源喪失リスクに着目し、日本原電の態度が、同業と比較しても長期に渡って消極的であったことを示す。直流電源を論じないのは、他社とさほど差が無いからだ。

簡単な復習だが、交流電源喪失を引き起こさないためには、次の供給手段のいずれかが生きていなければならない。

  1. 発電した電力を所内に供給:スクラム時や冷温停止時には使えない。
  2. 外部電源(送電線~所内開閉所)から電力を貰う:冷温停止時は通常この方法である。
  3. 非常用電源を起動する:外部電源からトラブル等で電力が貰えない時はこの方法である。更に、非常用電源は建屋に定置している場合と、震災後原発にも配備された移動電源車の2パターンに分かれる。

以前から指摘を続けている外部電源の耐震化の先送りは2に係わる問題で、今回は3に係わる非常用電源増設(原子炉を冷温停止に導ける大容量のもの)を実施しなかった件についても述べる。

【1】外部電源

【1-1】寿命25年、安全率1倍が前提だった日本電気協会の耐震設計指針

これは前の記事「寿命25年、安全率1倍が前提だった「変電所等における電気設備の耐震設計指針」(JEAG5003)」で述べた。初期原発の外部電源および一次変電所は25年以内に耐震強化の改修・更新工事を必要としていたことが分かる。東電福島第一も、日本原電東海第二も本来はその流れを受け入れるべきだった。

【1-2】1996年に開閉所の更新に言及

『東海発電所三十年の記録』という、日本原電が社員にのみ配布した分厚い記念誌がある(自治体図書館どころか原研にも寄贈されていないようだ)。既に廃炉になった東海第一とも通称される炭酸ガス炉(GCR)を対象にしたもので、PAについて、たった1ページしか割いていない。本来あるべきだった原子力本の在り方がどういうものかよく分かる。ところで、同書は、東海第二に関連する事項についても興味深い記述が存在している。

Tokai30nenkirokup0410 「東海発電所の保守管理 1.主要電源設備(2)屋外開閉所設備」『東海発電所三十年の記録』(1997年)

154kV系は元々東海発電所用で、廃炉になった後はガス開閉装置(GIS)へ更新した上で、東海第二の予備電源として活用することが計画されていた。しかし、以前の記事「原電東海第二は開閉機器更新の実施未定」でも触れたが、実際には遮断器だけが耐震性の高いガス式に更新された。

原子力関係で1点質問させていただきます。

御社では敦賀1号、東海第二など日本の原子力開発初期に建設されたプラントがあります。これらの外部電源は建設時いずれも気中開閉式(ABB)の機器を使用しておりガス開閉装置(GIS)ではなかったようです。

http://www.nsr.go.jp/archive/nisa/shingikai/800/28/001/1-3-1.pdf

一方上記旧保安院の報告ではABB系の機器は耐震性が脆弱とのことで、GISへの更新を推奨しています。

御社の原発の開閉所、また最初に接続する一次変電所にてGISへの更新は実施していますでしょうか。

【当社発電所の開閉所設備について(現在)】

■東海第二発電所
 ・154kV‐気中(ガス遮断器)
 ・275kV‐気中(空気遮断器)
  今後、ガス絶縁開閉装置に変更予定
(中略)

なお、当社は卸電気事業者のため、送電線は所有しておりません。一次変電所については他社の設備となりますので、お答えしかねます。

(2014年11月18日:日本原子力発電回答メール)

開閉設備一式(断路器、変成器、避雷器などを含む)の耐震化には遮断器のガス化だけでは十分ではなく、GISへの更新が不可欠である。

なお、開閉設備更新計画は、記念誌に合わせたリップサービスではない。同書の座談会で30周年時点の電気補修課長小栗第一郎氏は次のようにコメントしているからだ。

小栗‐運開以降の保守の考え方としては、当初は、予防保全を設備、機器の点検周期を決めて、それに従い点検を実施していた。
10年目以降20年ぐらいまでは、設備重要度を考慮し実施した。
20年目以降は、取替計画や経済性を考慮するようになり、診断技術を導入して先取りをした点検に移っていった。
(注:昭和)60年代に入って、将来のプラントの停止を考慮しかつ劣化の状況を見て、今後の点検、取替計画を策定するように移っていった。こうして現在のような考え方に近づいてきた。

座談会
東海発電所 安全安定運転 30年の歴史 「過去、現在、未来」東海発電所を語る 」『東海発電所三十年の記録』(1997年)

これまで私は、「日本原電は東日本大震災を見てから九州電力などが外部電源の耐震強化を進めていたにも関わらず、3年半以上設備更新を放置したと」理解していた。しかしどうやら、悪質なことに震災の15年前に遡って、1996年に設備更新の必要性を認識していたということが分かる。

小栗氏の言う「経済性」は、他社と異なる判断を下す決め手となったのだろう。それは、一体どういうものだったのだろうか。本書発行の2年後、JCO事故が東海村で発生し、日本原電もINESレベル4を間近で体験することになる。シビアアクシデントの恐ろしさを想起させるには十分だったと思われるが、それにもかかわらず当初の計画が縮小された。

一つの可能性としては、日本原電単体の「経済性」ではなく、子会社化を図った東電原発の「経済性」に支障したというシナリオが考えられる。東電はある時期から日本原電の株式を25%以上保有し、子会社とした。その経緯はWeb上では北村俊郎「巨大組織は何故大事故を起こすのか(10)」(2015.9.24 日本エネルギー会議)で説明されている。

【1-3】台湾第3原子力(馬鞍山)電源喪失事故(2001年3月)の教訓化

福島事故前に教訓化出来たチャンスとして良く取り上げられるのが仏ルブレイエ原発の洪水による電源喪失危機(1999年)である。ただし、この事故の教訓は想定外の浸水を防止するという観点から指摘されているのであって、外部電源の耐震性への問題提起としては、有力な内容と考えられていない。

主要4事故調の内、民間事故調はこの他の海外原発事故事例として、2001年に発生した台湾第3原子力(馬鞍山)での電源喪失事故に触れている。この問題もまた耐震性の観点から指摘されたものではないが、外部電源を含めた全交流電源の信頼性を見直すきっかけとなり、結果として耐震性の問題に影響を与えた可能性がある。

どういう事故なのか。

台湾の馬鞍山原子力発電所で起きたSBO(注:交流電源喪失)については原子力安全委員会等において議論がなされている。

このケースではまず、塩分を含んだ海からの濃霧による絶縁劣化により2回線ある外部電源がどちらも停止した。外部電源喪失後、本来の設計上は、2系統ある非常用ディーゼル発電機が起動する筈だったが、1つは分電盤の地絡(電気装置等と大地との間の絶縁が低下し、電気的接続が生じること)により、残る一つはディーゼル発電機の起動自体に失敗し、SBOに至った。しかし、直流電源は利用可能であったため、SBOに至った直後から補助給水系等によって炉心冷却が可能であったほか、同発電所では上記2系統のほかにもう一つ非常用ディーゼル発電機を2基で共有する形で用意しており、これを系統の一つに接続することで、約2時間でSBOを解消することができた。

(中略)台湾の事例から、発電機や外部電源系そのものが正常であっても、電源母線や電源盤の損傷によってSBOに至りうるということを、教訓として学んでおくべきであった。原子力安全委員会ではこの事例について検討が行われているが、委員からの指摘に、当時の保安院の説明者は「大体BWRの場合終局で少なくとも8時間ぐらい。それから、PWRの場合はある処置を前提にすれば5時間ぐらいはその状態での維持が可能でございますので、その間の外部電源の復旧。日本の場合大体送電系統の停電というのは30分ぐらいというような実績がございます。それから、先ほども申し上げましたD/Gの補修とかそういったものを考えて十分な余裕があるというふうな認識ではございます」と回答している。それ以上の議論は行われず、結果的に本格的な教訓は得られなかった。

「第3部 歴史的・構造的要因の分析 第7章 福島原発事故にかかわる原子力安全規制の課題」『福島原発事故独立検証委員会 調査・検証報告書』 2012年3月 P277-278

一部で悪名高い東大教授の岡本孝司氏も本件を取り上げたが「日本の安全性向上に反映されたか不明」とした。氏の手になる追跡調査は見つからなかった。

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岡本孝司(東京大学)「福島第一原子力発電所事故の教訓」日本機械学会HP 2011年11月28日

民間事故調、岡本氏とも触れていないが、日本と台湾は民間レベルで「日台原子力安全セミナー」を毎年開催してきた。芸能人や文化人を呼んだ一般向けの宣伝用ではなく、プロ相手の実務会合である。2002年(第16回)では馬鞍山事故を受けて電源喪失が主要なテーマとなった。そして、日本原電からも講演者が一名参加し、パネル討論にも登壇していた(武藤直人、当時日本原子力発電発電管理室プラント運営管理グループマネージャー(副部長))。

保安院の説明は当時のAM策(過酷事故対策のこと)で新味は無い。しかし、セミナーでは武藤氏とは別の講演者から興味深い事実が提示されていた。過去20年の間に国に報告された非常用ディーゼルトラブルを集計したところ、1回辺りの平均ダウン時間が100時間を超える発電所が3ヶ所存在し、日本の全原発の平均を取っても60時間だと言うのである(「中島知正(原子力発電技術機構)「日本における外部要因による計画外原子炉停止及び非常用ディーゼル発電機トラブルの統計分析について」)。

要するに、外部電源が喪失した状態でディーゼル発電機が一度故障すると、平均を取っても再起動に2.5日から4日かかり、BWRで標準となっていた8時間現状を維持する体制では、持たないという事を意味していた。

この事実を提示した講演者の中島氏は当時の通例に従って、外部電源が故障する確率と非常用電源が全て故障する確率を掛け算し、それが10^-7(/年)以下のため、「台湾の第3原子力発電所で発生したような事象は、日本では確率的に発生する恐れは殆ど無い」と結論した。

このような事実もAM策を検討した90年代初頭には情報としては上がっており、中島氏の論法もその繰り返しに過ぎない。ただ、少数の特定の委員会内部だけで読むレポートでは無く、日本原電の講演者を含む安全セミナーにおいて「電源喪失は無い」という神話の根拠が深いレベルで説明されたのは、ポイントだろう。

興味深いのはパネル討論で中島氏が台湾の事故のようなケースを考慮せずに確率計算したため、「非常に保守的な評価となってしまった」と反省の弁を述べていることだ。

また、パネル討論でコメンテーター役が設定されており、三菱重工の米沢隆氏が務めていた。恐らく、彼のコメントと思われるが、次のように教訓を述べている部分も注目される。

長時間(注:ここでは30分以上を指す)の電源喪失事故に関しては、日本では確率的安全評価(PSA)によって原子力発電所は送電系統の信頼性が高いため全電源喪失事故は炉心損傷リスクの主要寄与因子でないことが示されているが、長時間の全電源喪失事故対応も考慮したAM策が整備され、その中で、交流電源回復手段として隣接ユニットの非常用電源を利用してバックアップする方策(号機間電源融通)が準備されている。

台湾では、長時間の全電源喪失事故発生を想定しそのための十分なAM策と必要な設備対策がとられていた。従って、台湾の全電源喪失事故事象教訓に照らし、深層防護の観点から現状の日本のAM策の更なる改善要否について検討することが望ましいと考えられる。

台湾第3(馬鞍山)原子力発電所全電源喪失事故:原因と今後の課題

東電福島第一は「AM策の更なる改善」として2000年代に追加の電源喪失対策をしなかった。日本の原発全体を概観した先行文献でも、東電の右に倣えだったように説明されている。東日本大震災以前、日本のAM策は内的事象(機器の故障)のみを対象とし、外部事象(災害、テロ等)への対策は建設当時施された内容から進化していなかった。台湾は馬鞍山当時から内的事象も外部事象も想定し、塩害は外部事象に分類されたらしい。

【1-4】PWR各社は相次いで外部電源を更新

しかし、私は先行文献の「日本は行政指導の元、横並びで外部事象への対策を強化しなかった」という見方に異論がある。

電力各社の原発外部電源-関電美浜・原電東海第二は開閉機器更新の実施未定-」で外部電源の耐震性が低い原発の更新状況を各社に質問した。BWR各社については1997年に島根1号機でGIS更新の先進例があった後は、浜岡1・2号機が廃止された以外大きな動きは無く、台湾の事故後のGIS更新も無かった。一方、PWR各社を見ると、台湾の事故の後、外部電源を更新した社が存在する。

  • 関電高浜:福島事故前にGISに更新(2001年以降かは不明、経年からは可能性高)
  • 四電伊方:1号機、2号機ともGISに更新(2004~2005年)
  • 九電玄海:1号機、2号機ともGISに更新(2008~2009年)

三菱のGIS開発研究の初期に書かれた『電力機器の耐震設計方法に関する基礎的研究』(1971年)という大論文がある。引用はしないが同論文を読むと、国内外で発生した大地震と電力設備の被害を詳しく調べるなど、当初よりGISを実用化すれば地震対策へ大きな効果を見込めるものとして、重視していたことが分かる。そのような技術的思考が後輩技術者に受け継がれていたとすれば、台湾の事故を後押しにGISへの更新提案を行っていても不思議ではない。実際、2000年代後半に入ると日立、東芝、日新など変電機器メーカーも相次いで更新提案を強化し、それを社史や技報でPRしていった。

なお、GISの特徴として耐震性の高さの他、主要機器が密閉されているので塩害に強い点が挙げられる。一般論としては、台湾の事故を受けて提案する対策として最適だった。もっとも、東海第二の主要な外部電源である275kV回線の開閉所は耐震性の低い空気式(ABB)ながら塩害対策のため屋内収容されていたので、【1-2】で紹介した154kV回線(屋外設置)の更新の場合のみ、塩害対策上のメリットがある。

電源喪失対策は、後で議論するように非常用発電機の増設も指し手の一つとしてある。しかし、1990年代に東電福島第一で増設を実施した際は、設置変更許可申請を行っている。これを前例とすると、定置式の非常用電源の増設は表立った動きとならざるを得ず、地元の刺激を無意味なまでに恐れていたらしい電力各社にとって政治的に好ましい施策では無かったようだ。

なお、設置変更許可を要しない移動電源車の常置策は、何故か採用されなかった。私が直接当事者から聞いたところによると、1990年代にAM策を検討した時、メーカーサイドから電事連に提案はしたそうだが、葬られた経緯は不明だ。規制側(当時はエネ庁)の資料には一言も触れられてない。

このように見てくると、経年を理由にした外部電源の更新は、外的事象による電源喪失への対策として、絶妙な位置にあったのかも知れない。

だが東電と、(東電の子会社化が進んでいたらしい)日本原電は、そのような更新を先送りし続けた。

【2】非常用電源

【2-1】隣接原子炉から電源融通が不可能な東海第二

ここで、【1-1】~【1-4】で議論してきた外部電源から目を転じ、非常用電源について概観する。非常用電源は事故時対応の本命であり、初期の原発でも定置式が最低2台あり、1台トラブルを起こしても、もう1台で冷温停止まで導けるだけの容量を付与している。これがその後、何の強化も無かったのか、という疑問のある方もいるだろう。福島事故前の経緯をきちんと調べると分かる事だが、1990年代にAM策として非常用電源も強化された。

どういう内容だろうか。

一つのサイトに原子炉が複数ある場合、福島のように共倒れになってしまう危険がよく指摘される。しかし、上記セミナーからの引用にもあるように、非常用電源が各原子炉に設置されていることを利用すれば多重性と限定的な多様性を付与出来るため、隣接原子炉の非常用電源から電源を融通出来るようにするAM策が1990年代に実施された。

Nsc_senmon_shidai_gensi_kentou_gens 軽水型原子力発電所におけるアクシデントマネジメントの整備について 検討報告書資源エネルギー庁199410P12 (archive.orgで閲覧可能)

1998年に東海発電所が廃止されてから、東海第二は単独立地のプラントとなったため、「隣接ユニットの非常用電源を利用」することは出来なかった(上記資料に東海第二が挙がっているのは、94年の時点で、東海発電所の廃止が見えていたからだろう)。

Amhpcsdgtepcovideo_2 「IIIアクシデントマネジメント策」『アクシデントマネジメント』東京電力、東芝、東芝アドバンストシステム(リンク

 

福島事故前に製作された東電の所員向け教育ビデオにおける電源融通の様子。隣接プラントの無い東海第二では、このような模式図は成立しない。

このような「欠点」を持つサイトは当時北陸電志賀1号機(後に東北電東通1号機)などがあり、いずれもBWR-5であった。国はBWR-5が通常の非常用電源2台の他にHPCS(高圧注水系)専用の非常用電源を1台設置してあったことに目を付け、HCPS用非常用電源を通常の非常用電源としても利用出来るように結線することで、号機間融通策の代替措置とみなした。

しかし、この代替措置は矛盾している。福島第二や柏崎刈羽のBWR-5は隣接プラントを持っているが、自プラントにHPCS用の非常用電源も持っている。もし、代替措置で十分なのであれば、これらのプラントでもHPCS用に結線するだけで事は足り、経費は節減される。隣接プラントから電源融通のタイラインを引いてくる必要は無い。

逆に言えば、隣接機からの融通が第一とされたのは、このAM策を考案した人達の頭の中で、自プラントの外から引いてくることに、物理的な系統分離(セパレーション・クライテリア)という意義を見出していたからだろう。

2017/2/20追記。NUREG-1150で解析対象となったプラントを見ると隣接機からの電源融通はBWR-4に、HPCS用非常用電源からの融通はBWR-6に採用事例があった。当時は米国でもこういった融通策が水平展開されていなかったようで、日本側はこれらを真似てAM策に取り込んだのだろう。

そういうことだ。

単独立地プラントの場合、本来は別棟に残留熱除去系(RHR、駆動に大電力を要し、最終ヒートシンク~崩壊熱を海に逃がすこと~に不可欠な系統)を動かせる大容量非常用発電機(最低でも5000kW程度は必要)の増設が必要だった筈である。この方法は複数立地の福島第一だけが採用し、5・6号機を破局から救うことにも役立った。しかし、単独立地プラントでの採用例は皆無だった。

それでも、他の単独立地プラントは、外部電源が新しいGISなので耐震性は高い。そのため、上記セミナーの掛け算の理で考えれば、発電所全体で見た所内電源の信頼性は高くなる。しかし、東海第二はそうではなく、【1】で述べたように外部電源の信頼性も低い。

日本原子力発電との質疑」でも書いたことだが、原電に施策の根拠を問いかけると、国の規制に従った技術的説明は回答するが、どういう議論をしたかについては「社内の意思決定に関する情報等については、回答を差し控えさせていただきます。」と拒否される。日本原電は、2016年秋に地元で20回程説明会を繰り返したが、そういう会社である。

前掲の『東海発電所三十年の記録 運転管理資料編』によると、東海発電所の場合、保安運営委員会を2週間に1回程度の割で開催しており、AM策は「東海発電所アクシデントマネジメント検討結果について」(第234回、1995年8月7日)で討議された。事情は東海第二でも同様だったと思われるが、BWRの場合、資源エネルギー庁の資料は1994年に作成されているので、保安運営委員会の開催はもっと前だったのかも知れない。基本方針は日本原電本社で決めたのかも知れないが、こういった議事録の開示は必要である。

なお、配電盤、非常用電源、HPCS用非常用電源は原子炉建屋の外周に並んで配置されている。

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「第1.2-2図 建屋内平面配置図(地階部分)」『東海第二発電所設備概要』1972年

日台セミナーの台湾側事故報告(日本語訳で配布)によると、非常用電源を現場に行って手動で再起動した際、スイッチギヤ室(配電盤室)で焼損した遮断器から発したものなのか、「現場は煙が充満しており操作がかなり困難であった」と記載されている。このことは、発端となるトラブルを内的事象に限定しても、火災や内部溢水を想定し?、煙に巻かれにくい隣接機からの融通を考えたAM策考案者の正しさを証明している。

したがって、日本原電はこのセミナーの後、別棟に大容量非常用電源を新設するべきだった。しかし、実際にはチャンスを全く生かしていない。

結局、別棟に新たな大容量非常用電源が設置されることとなったのは、福島事故の後であった。

【3】そして、東海第二の電源喪失対策は次々先送りされた

【1-1】~【1-4】、【2-1】と福島第一で取られた対策を踏まえて東海第二を観察すると、非常に奇妙な特徴がある。福島事故前20年ほどの日本原電は他社に比較して、東海第二での電源喪失対策に消極的なのである。

最初は、人と環境の条件は有利だった。【1-2】で見たように意欲はあり、【1-3】で見たように当事者を交えて生の知見を得る幸運に恵まれていたからである。

しかし、外部電源の更新は154kVの遮断器のガス化に留まり、【2-1】で見たように東電のような非常用電源の増設も行わなかった。

2007年の中越沖地震後に東電が免震重要棟の設置を決めると、日本原電も親会社に倣って同様の設備を建設し、小容量(500kW)のガスタービン発電機が屋上に設置されることとなった。このガスタービン発電機は震災に間に合い、仮設ケーブルを原子炉建屋に引いて補助的に運用された(「地震・津波被災を乗り越えた東海第二発電所」『エネルギーレビュー』2013年1月)。

仮設ケーブルということは、本来そう言う使い方を織り込んで設置した物ではないのだろうが、土壇場になって最小限の交流電源喪失対策が奏功したとは言える。例の津波対策同様に評価すべきことではある。しかし長期的な観察結果からは、電源喪失対策に対する日本原電の態度は、ある意味東電以上に原発を運転する事業者としての資質を疑わせる行動が散見される。

なお、日本原電はプラントの安全投資をサボる反面、PR施設東海テラパークを拠点に女性や子供への蔑視思想を根底に置いた啓蒙活動を、他社同様熱心に推進した。「げんでんスマイルフェア」や小中学生をターゲットにした「げんでんe学びクラブ」などが該当する。無駄な活動に費やす余力は持ち合わせていた。

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「日本原子力発電が開催した「げんでんスマイルフェア」」『電気情報』2006年1月(冒頭リンク

一般的に日本の原発は安全とリスクのバランスに欠けているが、日本原電は追加の電源喪失対策を外部電源は20年以上、非常用電源も台湾の事故から10年近くも放置した。無能な原発推進者や司法関係者によくある思考として、結果オーライという発想があるが、このような適切な設備投資の感覚を喪失している事業者に、老朽原発の運転を任せて良いとはとても思えない。

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