1998-04-10 第142回国会 衆議院 科学技術委員会 第7号
原子力安全委員会は、原子炉施設の事故などの異常状態を二つに分けまして、一つを運転時の異常な過渡変化、これは単一の原因で引き起こされ、原子炉の寿命中に予想し得るものとしております。もう一つはそれを超えるもので、これを事故と呼び、原子炉の寿命中に起きる頻度はまれであるが、それに備えなければならないというふうにしております。
原子力安全委員会は、原子炉施設の事故などの異常状態を二つに分けまして、一つを運転時の異常な過渡変化、これは単一の原因で引き起こされ、原子炉の寿命中に予想し得るものとしております。もう一つはそれを超えるもので、これを事故と呼び、原子炉の寿命中に起きる頻度はまれであるが、それに備えなければならないというふうにしております。
この場合、まず設計段階でそういうことにどういう考慮がされているかと申し上げますと、耐震設計基準では、異常な過渡変化時あるいは事故時に配管系あるいは機器に加わる荷重、これを地震時の加速度と重畳させて検討することになっておりますので、先生御指摘の地震時に原子炉施設が事故を想定しているかということについては、想定して検討を行って、これも基準となっております。
加圧水型の原子炉内の水位をはかるというのは、炉頂部分と炉底部分の圧力差を引っ張り出しまして、これの圧力差によって原子炉内の水位を測定するというような一つの方法が考えられるわけでございますけれども、過渡変化時には、この水位が必ずしも原子炉内の水位を正確にあらわすものであるかどうかが非常に難しい。
先生御案内のとおり、現在の原子力発電所のいわゆる安全審査と申しますのは、異常な過渡変化という物理的事象から、今回の蒸気発生器の細管の破断事故等々含めた各種事象、それにさらに放射能がそれよりたくさん外界に漏れるというふうに仮定いたしました重大事故、さらにそれを上回る量の放出を仮想した仮想事故というものそれぞれについて評価をして、そのすべてにおいて満足される範囲内に原子力発電所が置かれるということで審査
それで、この試験結果全体といたしまして、この報告書では、ＢＷＲ用の再循環ポンプは、高温、高圧の長時間連続運転に対するポンプの性能、ポンプの機能、シール性能構造部材の健全性、それから常温、高温での起動、停止に対するポンプの機能、シール性能の健全性、それからポンプ補助系の停止あるいは電源喪失、圧力の過渡変化等の実プラントにおいて想定されるような特別な事態でのポンプの機能とかシールあるいは構造部材というのが
○逢坂政府委員 安全審査での範囲はどういう仮定で行うかという御質問でございますが、一〇〇％で想定して過渡変化を解析し、さらに事故に発展するようなものはどうかという検討はもちろんいたします。ですが、それ以外の出力が低い場合に、もし過酷な条件になりそうであればその想定も間に入れる、こういうことでございます。
○政府委員（逢坂国一君） 泡がふえて圧力が上昇するというふうな安全上の問題にさらに発展いたしますといろんな安全装置が働くわけでございまして、圧力逃し弁もございますし、その辺の今の過渡変化、私ども過渡変化と言っておりますが、そういう過渡変化が事故に発展しないようにいろんな対策をしているわけでございます。
この水が多いということは、過渡変化が激しく起こった場合に、熱容量が大きいわけでございますので、原子炉の挙動に急激な変化が起こりにくいということを示しているものでございます。 ほかにも幾つかございますけれども、最も特徴的なことはそういうことでございまして、ＴＭＩと同じような事故現象というのは、「むつ」ではまず起こらないというのが事故解析の結果で正確に勘定がされていると思います。
このコードは安全審査にもすでに従来から使われておるコードでございまして、それで運転時の異常な過渡変化及び事故の多くの項目の解析に使われておって、実際の計算の結果とそれから実験の結果というのが本文の三十二ページにございますように、これは大飯１号機の負荷遮断試験をいたしましたときの実測とそれから計算の結果を比べたものでございまして、このような一例として提示したわけでございますけれども、非常によくあれとは
それからマーベルは、これは非常に小さい極小破断といいますか、今度のような、逃がし弁のような小さな破断のときの炉内の過渡変化ということでございますので、私の最初申し上げたことは間違いでありましたので、訂正さしていただきます。
その概要を申し上げますと、 スリーマイル島原子力発電所２号機は、給水喪失の過渡変化が運転誤操作と重なって引き起こされた一連の事象の結果、重大な炉心損傷を経験した。加圧器の水位指示が誤った原子炉冷却材水位の推定を与え、これが事故の一因となったことが明らかとなっている。