後藤さんが、東電・保安院の事故報告書をぶったぎっています。
正直、前半の部分は、文系の私には相当キツかったですが、後藤さんの言わんとすることはわかったと思います。後半で後藤さんの指摘がバシバシ入りますので、前半、我慢してきいてくださいね。
では、どうぞ。

2011/6/7 CNIC Ust 福島原発解説 後藤政志氏 (39:51)
【東電、保安院のメルトダウン解析について】
http://www.ustream.tv/recorded/15223495

新聞に出ていたものだが、東電がやった解析と保安院がやった解析を比較する。

解析結果の保安院と東電の違い
※時間は地震発生後
                【保安院】     【東電】
1号機--------------------------------------------
  炉心露出発生     2時間後      3時間後
  炉心損傷開始     3時間後      4時間後
  原子炉圧力容器破損 5時間後       15時間後
2号機--------------------------------------------
  炉心露出発生     75時間後     75時間後
  炉心損傷開始     77時間後     77時間後
  原子炉圧力容器損傷 80時間後      109時間後
3号機--------------------------------------------
  炉心露出発生     41時間後     40時間後
  炉心損傷開始     44時間後     42時間後
  原子炉圧力容器損傷 79時間後     66時間後
-------------------------------------------------
これは5月23日に東電が発表した運転記録と影響評価についてという分厚い報告書が東電の元になっている。もう一つは保安院が6日付けで出たもので、こちらも独立に東電とは別に解析している。
結果として、若干、保安院のほうが時間としては厳しい目。1号炉については5時間前後で圧力容器の破損が始まっていると、東電は15時間。あとは若干ちがうが、それほど大きく違わない。これをどう見るかだが、そもそも、東電が水位が間違っていたものを検討しなおした結果、シミュレーションするとこのようにメルトダウンを起こしていると1号機から3号機までたぶんそうであろうという解析結果を出してきた。
解析がどういうものかというと、各圧力容器や格納容器などの空間の中に、どれだけ水があって、熱があって、その水と熱の流れの流体や熱の移行についてシミュレーションをする。それが、ある一定の温度に達すると、そこで炉心が溶け始めるということを計算で追いかけてくる。結果としてメルトダウンが起こっているということ。
これは過酷事故時のソフトとして持っているいくつかのタイプの一つ。
ただ、与えられる条件はどうかというと、もちろん容器のサイズ・容量などは入るが、物理的にどこかが壊れたとかスプレーが作動したとかは条件として入れる。それを入れることによって動いていく。
だから、このインプットデータは、プラントの状態が全部わかっていないと意味を持たない。推測に過ぎない。つまりある値を入れて起動し、故障を起こすと炉心が3時間後なら3時間後にだんだん露出してきて、それから1時間も経たないうちに燃料が損傷を始める。これを時間的に計算しただけで、物理現象として中の配管が壊れたとかそういうことは入っていないというか、インプット条件になる。
そういう風に考えると、これは一つの相当想像力たくましく計算してみた、(シミュレーションだから)そういうことに尽きる。そういうものの見方をしないと、間違ってしまう。これをもって事実と考えるのは違う。なぜかというと、ここでやっているのは、プラントの中のある限定された温度・圧力・水位それぞれのデータが欠けている。まっとうではない。未だにわからない。それは電源が落ちたからだとかいろいろあるが、いずれにしてもデータはない。データがない中で欠けているデータを元に推測しているに過ぎない。
一番気になるのは、かなり細かいことも書いてある中、可能な範囲でデータを集め、直接データがない場合は、運転員がどう判断したかも含めて書いている。いずれにしてもそれは推測の域をでない。そういうことでありながら、非常に一部に断定的な表現があるのが、この報告書の特徴であると思う。
(07:15-)
特に報告の内容で、東電の報告書をベースに見ていく。非常に分厚い。数百ページある。全部は見られないが、一部どのような感じか紹介・説明する。
「はじめにと」あって、「平成23年5月16日提出した福島第一原子力発電の運転記録、事故記録のデータを踏まえ、事故解析コードを用いて福島第一原子力発電所1号機~3号機について、プラントの状態を推定した。」とこういうこと。
ここから「1号機データ分析概略説明」(1)プラントデータ(2)プラント挙動とある。プラントデータによると、データそのものは、「1号機のチャートは、地震時、津波襲来時のデータを記録しているが、津波による浸水の影響と思われる電源の喪失や信号事態の喪失により、ある一定時間動作後停止している。」つまり一定時間動いたが、また停止してしまったと書いてある。「警報発生装置は、スクラム(=制御棒が入ること)発生直後、約10分間の記録を出力しているが、何らかの理由で印字を停止しており、データ収録機能を有していないため以降のデータは不明となっている。」つまり一番肝心のスクラム直後10分間のデータしかない。なんらデータがない。それでここから先はシミュレーションで解析しているのが特徴。「当直員による記録である運転日誌についても、地震等の事象が発生する以前の記録は残されているが、事象発生以降は事態が収束せず、過酷な条件下でその対応に追われたため、ホワイトボードに記録した事項を後で転記している。1号機の過渡現象記録装置は、地震に伴う再循環ポンプの上部振動が増加したことをトリガーにして動作し、約30分のデータを収録している」ここから判ることは、必要なデータがスクラム後10分でなくなったことと、運転員の記録したことはホワイトボードから転記していることと、もう一つ過渡現象記録装置というものがあるそうだが、これについては、再循環ポンプ(原子炉というのは、運転している時は常に再循環ポンプと称して、原子炉から一旦水を出して、ジェットポンプでまた中に入れて循環させている。それがものすごく大きな容量でずっとまわしている)の上部、つまり縦型のポンプの一番上にある軸受けのところに多分あるが、その軸が振動している。その振動がある一定以上で大きくなると、危険なのでトリガーが入る。トリガーは引き金。引き金が入って記録が自動的に始まる。その記録が30分間収録されている、そういうことになる。
では、トリガーが何になるかというと、地震。多分。地震だろうと思われる。或いは地震によって何らかのダメージを受けて、振動が大きくなったこともありえる。地震そのものか、或いはその影響と見るのが普通だと思う。これも検証を要する。
(12:00-)
プラントの挙動については、①からずっと書いている。とても全てを説明できる状態ではないが、2、3気になったところを見る。
①についてはいいと思う。
②「1号機は同日(3月11日)14時46分地震によりスクラム動作している」
これは止まったということ。
③「同日14時47分制御棒は全て挿入されている。」
中央操作室の制御盤で判った。
④「原子力スクラム直後、平均出力領域モニタ(APRM)の指示値は急減しており、確実に出力低下の正常動作をしていることが見てとれる。」
これもいいでしょう。
⑤「原子炉水位の変動を確認すると、スクラム直後はボイドがつぶれることで原子炉水位は低下するが、非常用炉心冷却系の自動起動レベル(L-L)に至ることなく回復し通常水位レベルで推移している。」
ボイドは中にある空気のこと。
⑥「原子炉圧力もスクラム直後は低下するが、同日14時47分に主蒸気隔離弁が閉鎖したことにより、原子炉圧力が上昇している。」
この意味は、原子炉からタービンに蒸気を送る主蒸気ラインというのがある。(14:00-)(資料スライド:マークⅡ型なので格納容器の形が違うがシステムは同じ)原子炉から出た蒸気は大きなパイプについている弁(=主蒸気隔離弁)を通ってタービンに入る。このタービンに入って通常は運転しているが、事故が起こった時には弁を閉じて遮断する。今回の場合はどのようにしていたのか判らないが、普通は100%の出力でタービンに蒸気を送っていたのが、スクラム(=運転を止める)が入って原子炉が停止するので、タービンを切り離さないといけない。普通はここ(タービン側の弁)を切り離して、タービンのほうへ行かないようにして、蒸気バイパス弁からこういって、元に戻す。こういうラインに切り替えるはず。それがどういう風に作動していたかということ。その時にこちらの主蒸気隔離弁がなぜ閉まったのか?普通隔離弁が閉まるというのは、一般的に考えると、冷却材喪失事故や、事故が起こって隔離弁が閉まるもの。スクラムが入って、即隔離弁がそのまま入っているのか、こことの関係が一つ。これは調べなければならない。
⑦「警報発生記録データにおいて、主蒸気隔離弁閉鎖に前後して主蒸気配管の破談等に関連する隔離信号が打ち出されている。しかし、過渡現象記録装置に記録されている主蒸気流量の記録とは、主蒸気隔離弁の閉鎖により主蒸気流量は0(ゼロ)となっており、その家庭において配管破断による蒸気流量の増大党は見られていない。このことから、主蒸気配管の破断等に関連する警報は、地震による外部電源の喪失により計器電源が失われ、フェールセーフで閉鎖信号が発されたものと考える。」
これは、どこかで主蒸気配管が破断したのではないか。その信号によって隔離弁が閉まったのではないか。これはいわゆる冷却材喪失事故なのだが、それが起こったのではないか。そういうことを示す信号が入っている。しかし、実際に流れていないことが確認できていない。配管が破断して蒸気流量が大幅に変わるということは見られないということ。どうもフェールセーフが引っかかる。ちょっとフェールセーフの概念とは違った意味になっている。ここで言わんとすることは、多分電源が失われたので自動的に閉信号(=危険信号)を出した。信号は出したが、単なる信号が出ただけだと言っている。問題はこれが正しいかどうか。
次へ行く。(18:10-)
⑧「同日14時52分、非常用復水器(Isolation Condenser)が原子炉圧力容器により自動起動(戻り配管隔離弁MO-3A, MO-3Bの開動作を意味する)したことにより原子炉内の蒸気は冷却され、原子炉圧力は低下する。約10分後の同日15時03分頃、非常用復水器は停止し、原子炉圧力は再び上昇に転ずる。この約10分間の非常用復水器の起動については、地震に伴い作動した過渡現象記録装置や警報発生記録に記録されている。」
つまり、非常用復水器についてはこの10分間は記録されているので、これはほぼ間違いないだろうと言っている。
⑨「非常用復水器の操作については、手順書では原子炉圧力容器温度下降率が55℃/hを超えないよう調整することを求めており、作動時には急激な温度低下をしていることから、操作は妥当であると考える。」
この表現は極めて異常な感じ。あまり急な温度変化があるとプラントを傷める。手順書は通常時はなだらかに温度を変えていくという意味の操作。しかし、この時点でスクラムがかかっている。スクラムが掛かっている時に、暢気なことやってられますか?これはちょっと信じがたい。非常用復水器は実は2台ある。2台あるうちの1台しか起動していない。これは機能を絞っていると言っている。スクラムが掛かっている状態で、本当にこういうことをやるのか、ちょっと疑問がある。
⑩「一方、地震により外部電源を喪失したため、同日14時47分頃ディーゼル発電機2台が起動しているが、正常に電圧確立をしており、必要な電力は確保されたものと考える。」
非常用電力はなんとか起動した。
⑪「原子炉圧力については、同日15時以降もチャートが機能している。15時30分頃まで、約6MPa~7MPaの範囲で制御されており、配管破断が起きているような兆候は認められない。圧力変動の原因として、非常用復水器の再作動による圧力変動と主蒸気逃し安全弁の作動による圧力変動が想定される。非常用復水器で冷却されたも戻り水は、原子炉再循環系配管(B)に流入する。このため、非常用復水器が作動した時には原子炉再循環ポンプの入口温度が低下する。実際、最初の自動起動時点においては、栄客された水で大きく原子炉再循環ポンプ入口温度の指示が低下している。15時以降に認められる原子炉圧力の変動時期に合わせて、低下量は少ないがB系の原子炉再循環ポンプ入口温度も低下しており、非常用復水器を経由した冷却水が流入した可能性が高いと考える。」
配管破断は起きていないだろう。なぜなら圧力変動をしたのは、非常用復水器が一度落ちたものがもう一度立ち上がったことが理由ではないか。主蒸気逃し安全弁というのは、原子炉の圧力が高くなって危なくなるので、原子炉から圧力を逃がす。ところが、そういうデータがあるのか?
(22:20-)
これは原子炉水位をあらわしている。
緑が原子炉の全体の水位。赤が原子炉の燃料域の水位。
①が地震が来た時。水位が低下している。先ほどの説明だとボイドがつぶれてこうなったと。つまり空気がつぶれて減った。これがまた回復して③のピーク(Isolation Condenser)で非常用復水器の作動でこうなっている。これが聞いてきて、④でハッチングで揺れている。燃料域は落ちている。
例えば、2号を見てみる。
データが交錯していて非常に読みにくい。相互の関連あるデータを読み込むだけでも相当の時間が要る。
(24:05-)
これは2号機の圧力と水位。赤が原子炉の水位。水位が一旦増えて、その後急激に減っている。これは地震が来た時。同時に緑のほうの圧力は高くなっている。ここの変動をみると、水位がどんと下がったのは、原子炉の中にある蒸気が急激にバッと出て水も一緒に出ているという意味。逃がし安全弁が作動したという風に考えられる。それはここにも「②主蒸気隔離弁に伴う圧力上昇とその後の逃がし安全弁の開閉による圧力抑制」と書いてある。つまり、逃がし安全弁が作動すると、こういうふうに水位が大きく動く。これが2号機。
しかし、1号機は先ほど逃がし安全弁が作動したと言っていた。しかし、逃がし安全弁が作動した証拠が全くない。つまり1号機は逃がし安全弁が作動しないまま水位が低下している。一体なぜか?という疑問が出てくる。これはどこかが漏れているとかいろいろな可能性がありうるという兆候を示している。
もちろん断定するまでには至っていないが、その可能性は極めて濃厚だろうとここから感じた。
今のところが原子炉の圧力・水位とかその状況から見たときの話。
⑫「主蒸気逃し安全弁の蒸気排出先である圧力抑制室の差圧(格納容器圧力と圧力抑制室の差圧)に変曲点が認められる。変曲点以前の圧力抑制室差圧の上昇は、格納容器内温度の上昇に伴う格納容器側の圧力上昇の結果であり。変曲点以降の差圧上昇は、格納容器スプレイ系による圧力抑制室の冷却に伴い圧力抑制室側の圧力低下がさらに加わった結果であると考える。」
これは、格納容器のドーナツ型で半分水が入ったプールの圧力と格納容器本体の圧力の差圧を意味している。なんかよくわからないことが書いてある。
絵で説明する。(28:00-)
赤が原子炉格納容器の圧力=ドライウェルの圧力。緑は圧力抑制室の差圧。その差圧がぐっとうねってあがっている。問題は、格納容器の圧力は、ほぼ1気圧。地震の直後スポーンと急に上がって、3キロパスカルまであがっている。これは急激な上昇。これを換気空調系が止まったからだと東電は言っている。本当にそれでこんなふうに急激にあがるのか?格納容器の中の圧力上昇が、換気空調が止まっただけでこんなに急激にいくか?そんなことはないのではないかと心配する。そして、もし急激に上昇したとすると、本当は逃し安全弁が吹いて中の圧力を落としたりして圧力を上げたりそういう風になるのではないかと思うのだが、先ほど話したように、原子炉の様子から見ても、逃し安全弁が作動した根拠がない。逃し安全弁が作動しないのに、どんどん圧力が上がっている。これはなぜか?一つは、どこかから配管破断などが起こって漏れている可能性を示唆している。
総合的に全てを見ていかないとこういう問題は断言できない。しかし少なくとも東電が出している報告書のように・・・、どこだったか断定していたのだが、どこかな?

【ここから後藤さんの報告書に対する指摘・主張です】
地震が来てその後には正常に作動していた。津波が来てそれによって今回の事故が起こった、こういう風にかなり断定的に書いている。それは東電の主張。
その東電の主張をまた安全保安院のほうも追認している。そう読める。
もちろん全てを否定するとは言わないが、現時点でそういうことを言う根拠はどこにあるのか?非常に強く疑問に思う。なぜかというと、先ほども言ったようにデータそのものが欠落していて、しかもシミュレーションをやっているが、その結果を欠落している部分的なデータと突合せをして、合理的な説明がなされていない。少なくともデータと解析との間にいろんな齟齬がある。説明できない内容がいろいろある。そういうことを置いたまま、地震による影響はなかったと断言している。これは非常にいい加減なものだ。そんなこと言ってはいけない。
なぜそんなことをいうかというと、万一津波の前にどこかが損傷していて、その損傷が原因だった場合には、津波のせいにして津波対策だけやると地震対策がおろそかになる。危ない!それは、地震じゃないことが断定できるまで、そんなこと言ってはいけない。全然事実を踏まえていない絵空事です!シミュレーションの使い方としては全く間違っている。シミュレーションというのは、一つ情報がないときにこういう解析をしてバックデータとして使う、それなら判る。しかし、今の段階で、個々の機器の性能を確認できていない段階で、全てを津波のせいにするというのは、これはおかしい。報告のあり方としていかがなものか?もう少し、事実のデータに即してものをいわないといけない。少なくとも先ほど申し上げたとおり、一部のデータを見ただけでも、いろんな疑問が生じる。特に主蒸気系のところで、漏洩した可能性があるという信号が出たと言っているが、これを電源が落ちたためにその信号を出しただけで、実際にそんなことは起こっていないんだということを断言しきっている。それは一部のデータからそう言っているが、本当にそれは正しいのかどうかも含めて検証する必要がある。
今は主蒸気系の話だけだったが、それだけではない。もっと総合的に、本来は地震が来た後に、全ての機器を確認しなければならない。そもそも今回データを取り込む信号が出るトリガーになったのは、再循環ポンプの振動、その振動が大きくなって機器が動いたわけじゃないですか。そうすると再循環ポンプは無事だったのか、或いはそこに伴う系は本当に損傷はなかったのか、検証を要する。それを直接見もしないで、そこに対するデータもないのに、地震の影響はなかったというそういう感覚が全くわからない!理解に苦しみます!もし、そういうことを言うなら、データをちゃんと出してください。データはどこにあるのですか?再循環ポンプ系の振動、或いは他の配管系はどうなっているか、そういう問題をきちんと検証した上で言う。そうでないと検証したことにならない。少なくとも設計の条件を超えたという事実があるならば、それについては、徹底的に検証する義務がある。それをせずして機能していたという判断は、極めて甘い判断!
なぜかというと、原子力システムは非常に複雑になっている。一見機能しているように見えながら、実はどこかが損傷していることが有りうる。それが例えば緊急に必要になった時、動いていないから判らない。事故が進展するにしたがって、それが必要になり、立ち上げようとした時に動かなかった。その原因を調べていくと地震だったということは十分ありえる。今回も動かなかったものの中に、地震によって動かなくなった可能性が極めて濃厚なものがいっぱいある。そういうことも検証しないまま、断定するのはいかがなものか?
私も今、断定はしない。しかし、こういう問題があることだけは申し上げておきたい。もう少し検証をしてからいろいろ議論をすることになると思うが、少なくとも今だされているものを皆さんも思い出してください。
事故直後、「炉心溶融など起こっていない」「メルトダウンなんかない」と言い切った。「一部燃料が損傷した」そういう表現できた。それから2ヶ月経ったら、一気に全部逆になって「メルトダウンしてる」と言い始めた。それはなぜかの議論が急激に変わる。水位のデータが間違っていて補正したことがきっかけになっているようだが、あらわしているデータは全てがシミュレーション。つまり机上の解析。仮定した上での計算になる。例えば、圧力容器にこれだけの穴が開いていると仮定すれば、こうだとかそういうシミュレーション。そのことはどこが損傷している、どこが壊れているということとは直接関わらない問題。シミュレーションに過ぎない。もう少し、直接あるデータの確認がなされた上で解析をすることによって、実際の事故がわかってくるもの。最終的には事故の検証する委員会がこの前出来ている。そちらで検証されていくだろう。

【今日の報告は以上】

やっぱりちょっとしんどかったです。
ちょっと休憩します。

・・・失礼します。