福島第一原子力発電所における冷温停止状態達成過程に着目した教訓導出

吉澤 厚文*; 大場 恭子; 北村 正晴*

人間工学, 54(3), p.124 - 134, 2018/06

東日本大震災に端を発し、東京電力福島第一原子力発電所は、放射性物質を大量に放出する過酷事故となったが、その後冷温停止状態を達成した。しかし、福島第一原子力発電所事故に関するさまざまな機関による調査報告書は、事故に至った過程に着目している一方で、事故の拡大の防止や被害の減少についてはほとんど着目していない。本研究は、福島第一原子力発電所の3号機における、冷温停止状態達成までの過程に着目した。公開データに基づき、事故の発生から冷温停止状態達成に至るまでの時列を整理し、それらを人間工学的視点によって行為群を分類した上で、状況の回復に重要な意味をもつ対処をm-SHELモデルを援用して分析した。このようなアプローチにより、状況の回復に必要な行為に関する新たな教訓を得た。

柏崎刈羽原子力発電所3号機シュラウドサンプル(K3-H7a)に関する調査報告書(受託研究)

シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム

JAERI-Tech 2004-002, 58 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-002.pdf:15.44MB

柏崎刈羽原子力発電所3号機において、シュラウド下部胴とシュラウドサポートリングの内側溶接部(H7a内側)近傍のシュラウドサポートリングにひび割れ(以下、き裂)が確認された。本調査は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として調査計画の段階から加わり、最終的に得られたデータを入手し、原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査により、以下のことが明らかとなった。(1)ボートサンプルの表面においてグラインダー加工痕と機械加工痕が見られた。(2)き裂部の破面は、ほぼ全体が粒界割れであった。表面近傍において粒内割れと考えられる箇所が確認された。この箇所では、加工により形成されたと考えられる金属組織及び硬さの上昇が見られた。(3)溶接金属端から約3mmの範囲では、溶接の熱影響により表面近傍の硬さが低下していた。(4)結晶粒界の狭い範囲でわずかなCr濃度の低下が認められた。本調査の結果と、き裂付近に発生していたと考えられる溶接引張残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度等を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であり、材料の硬さと関係があると結論された。

福島第一原子力発電所3号機プラントデータの分析

佐藤 一憲

no journal, , 

福島第一原子力発電所3号機においてはPCV圧力の上昇と低下が繰り返し生じている。このうち、早期の変化についてはベントによるものと考えられるが、その後の変化についてはベントではなく、PCV境界からの漏えいの顕著な増加とも考えられないものがある。本研究では各部の圧力計の測定データ相互の整合性を想定して暫定的な補正を加えた。この補正によってRPC, D/W及びS/Cの間の微妙な圧力差が見えるようになり、事故進展に係る情報が得られた。この知見に基づき、PCV圧力が自ら低下するメカニズムの可能性について報告する。

福島第一原子力発電所3号機における蒸気及び水素の発生履歴逆算定解析

吉川 信治; 佐藤 一憲

no journal, , 

福島第一原子力発電所3号機の事故時に計測された圧力容器(RPV)及び格納容器(PCV)の圧力変化を再現する水蒸気と水素の発生履歴、及びRPVからの気相漏洩規模を、熱流力解析コードGOTHICを用いて逆算定した。第一段階としてADS作動前までのRPVとPCVの圧力履歴を再現するRPVからの漏洩面積を算定した結果、漏洩経路に依存せず高々1平方センチメートルと評価された。したがって、主要なスランピング時(13日12時頃)にはSRVのいくつかは開いていたと推定されるので、ガスは主にS/Cを経由したと考えられ、蒸気の有意な凝縮があることから、観測されたD/WやS/Cの圧力上昇を説明するためには水素のような非凝縮ガスの寄与が必要と考えられる。