2011/11/26

日本一危険な玄海原発1号機 炉内試験片 測定せず

「日本一危険な原子炉」玄海原発1号炉 炉内試験片 測定せず

福島原発の事故を経験してもなお、反省ができない電力会社。
「安全第一」ではなく、「経済第一」の電力会社。
この暴走をくい止めるのは、誰なのでしょう?

炉内試験片 測定せず
老朽化の指標 09年 温度急上昇
来月から玄海1号定期検査

(11月26日 西日本新聞朝刊1面トップニュース)

運転開始後36年の九州電力玄海原発(佐賀県玄海町)1号機について、九電が12月1日からの定期検査で、原子炉圧力容器の老朽化の度合いを知る方法の一つである試験片の取り出し測定を実施しないことが25日、分かった。直近の2009年に測定した試験片温度が想定を大幅に超えたことが今春判明したばかり。九電は「炉の健全性に問題はなく、想定上、今回の測定は不要」とするが、地元議会などで不安が広がっているだけに、「型通り」の対応を問題視する声も出ている。

玄海1号機は1975年の運転開始で、鋼鉄製の圧力容器は核反応で中性子を浴び、粘り強さが低下する。九電は、この「脆化」と呼ばれる老朽化の状況を把握するため、同容器と同じ鋼鉄製の試験片を6個設置し、過去4回取り出して温度測定してきた。

温度が高いほど脆化が進んでいるとされ、測定結果は35度(1976年)を皮切りに、37度(80年)56度(93年)と推移した後、09年には九電の従来想定を20~30度上回る98度に急上昇。全国の原発の中で最も高くなっており、研究者の一部や佐賀県議会などで「緊急時に冷却水を注入すると圧力容器が損傷する恐れが高まっているのではないか」との懸念が出ていた。

九電は想定温度を上方修正する一方、試験片は圧力容器より燃料に近い位置にあるため、同容器自体の温度は80度程度と推定し、「60年間運転したとしても安全基準を下回る水準」と説明。次回の測定について「日本電気協会の規定に基づき、2033年までの適切な時期に行う」とした。

九州大応用力学研究所の渡辺英雄准教授(照射材料工学)は「温度は老朽化を判断する指標の一つにすぎず、98度に上昇した原因も分析できていないのに短期間で測定するのは意味が乏しい」と、九電の判断を支持している。しかし、東京大の井野博満名誉教授(金属材料学)は「温度が異常に高いことは事実。不安に応えるためにも、温度がどう変化しているのか、今回の定期検査で調べるべきだ」と話している。

<ワードBOX 原発の老朽化>
一律的な「寿命」は定められていない。国は電力会社に対し、運転開始後30年と40年を経過する前に「高経年化技術評価」などを提出させ、その後10年間の運転継続の是非を判断している。しかし福島第一原発事故や玄海原発1号機の試験片温度の上昇を受け、経済産業省原子力安全・保安院は従来の高経年化評価の妥当性を議論するため、専門家の意見聴取会を今月29日に新設する。

「玄海原発1号炉は日本一危険な原子炉」 井野博満・東大名誉教授
(2011/06/10 風の便り)

玄海原発は、周辺住民に白血病が増えているという問題だけでなく、井野教授が指摘している「ひと言で言えば、圧力容器そのものが劣化し、いつ“破断”してもおかしくない。浜岡原発より、玄海1号炉のほうがはるかに危険。原子炉は陶器のようなもので、簡単にひび割れ、破断してしまう。もし現実になれば、炉心の燃料棒が吹っ飛ぶような大爆発を引き起こす可能性もある」という問題も抱えている。

日本の最西端にある玄海原発で事故が起こった場合、西から東に向かって流れる偏西風に乗って、福岡、広島、関西、中部、関東など大都市の多くが風下汚染地になる可能性が高い。


玄海原発は、浜岡より危険な原発だった! (FLASH)

「玄海原発1号炉は日本一危険な原子炉といっていいでしょう」

 こう断言するのは、井野博満・東大名誉教授(金属材料物性)である。メルトダウンした福島第1原発より、停止が決まった浜岡原発より、玄海1号炉のほうがはるかに危険というのだ。

 その根拠として井野教授があげるのが、次の数字である。
 35℃(’76年)、37℃(’80年)、56℃(’93年)、そして98℃(’09年)。九州電力が公表した玄海1号炉の「脆性遷移温度」の推移である。

「ひと言で言えば、圧力容器そのものが劣化し、いつ“破断”してもおかしくない状態なのです」

 わかりやすく説明しよう。冷えたガラスのコップに熱湯をいきなり注ぐと、コップは割れるかひびが入ってしまう。これはコップの内側と外側で急激に温度が変わり、その差にガラスが耐えられなくなってしまったからだ。
原子炉の場合は逆だ。常に高温に晒された原子炉に冷えた水がかかると、やはり急激な温度差に耐えられず、金属が破断してしまう。この変化にどこまで耐えられるかが「脆性遷移温度」だ。要は、98℃の水が原子炉にかかると、破断する危険性があるのだ。

「私はわかりやすい例としてタイタニック号の沈没をあげるんです。タイタニック号の船底や外板の鉄は質が悪く、27℃程度で破断する状態だった。冷え切った海を航海していて、そこに氷山がぶつかった。その衝撃が想像以上に船を破壊したため、世界最大の船があっという間に沈んでしまったんです」

 原子炉は常に炉心から放出される中性子が炉壁に当たっている。このダメージが積もり積もって、圧力容器がどんどん脆くなっていくのだという。
「玄海原発1号機の原子炉は陶器のようなもので、簡単にひび割れ、破断してしまう。もし現実になれば、炉心の燃料棒が吹っ飛ぶような大爆発を引き起こす可能性もあります」(井野氏)

 98℃という温度は、そんな最悪のシナリオをリアルに予感させるものだという。

【FLASH】

[ 2011年5月26日1時14分 ]


玄海原発、想定以上の劣化か 専門家指摘「廃炉に」 
(朝日新聞 2011年5月27日16時5分)

 九州電力玄海原子力発電所1号機(佐賀県玄海町)の原子炉圧力容器の劣化が想定以上に進んでいる恐れのあることが、九電の資料などからわかった。九電は「安全性に問題はない」とするが、専門家は「危険な状態で廃炉にすべきだ」と指摘。1号機は稼働中で、反原発団体は原子炉の劣化を危険視している。

 原子炉は運転年数を経るにつれ、中性子を浴びて次第にもろくなる。その程度を調べるため、電力各社は圧力容器内に容器本体と同じ材質の試験片を置き、もろさの指標である「脆性遷移(ぜいせいせんい)温度」を測っている。温度が上がるほど、もろさが増しているとされる。

 1975年に操業を始めた玄海原発1号機は九電管内で最も古い原発で、想定している運転年数は2035年までの60年間。脆性遷移温度は76年、80年、93年に測定し、それぞれ35度、37度、56度だった。ところが、09年には98度と大幅に上昇した。

 九電はこの測定値から、容器本体の脆性遷移温度を80度と推計。「60年間運転しても91度になる計算で、93度未満という新設原子炉の業界基準も下回る数値だ」と説明している。


【解説】玄海1号機の劣化問題 危険性の指標上昇
(2011年07月02日 佐賀新聞)

■脆性遷移(ぜいせい・せんい)温度の上昇が問題 

 運転開始から36年がたった九州電力玄海原発1号機の原子炉圧力容器の劣化問題。劣化を判断する指標となる脆性遷移温度が予測値を大幅に超えたことを、研究者らは一様に問題視し、原因を究明するために九電の情報開示の必要性を指摘する。4人の研究者の見解を紹介し、脆性遷移温度について説明する。

【脆性(ぜいせい)遷移温度とは?】

 鋼鉄製の原子炉圧力容器は核燃料が分裂する際に放出される中性子を浴びて次第に劣化する。鋼鉄はそもそも高温では柔らかくて粘り強いが、低温だと硬く割れやすくなる。脆性遷移温度はその境目の温度で、劣化するほど上昇し、この温度を下回るともろくなる。

 原発事故で圧力容器を冷やす必要が出た場合、原子炉に水をかけて冷やす緊急冷却装置(ECCS)が作動する。脆性遷移温度が高いと、急激な温度差による圧力に耐えられず破損する危険性が指摘されている。

 玄海1号機の圧力容器は高さ約11・5メートル、鋼鉄の厚さは約18センチ。脆性遷移温度を確認するための試験片は数十個ずつ六つのカプセルに入れ、圧力容器の内壁と原子炉の間に置かれている。

 脆性遷移温度の数値は運転管理にも使う。そのため、カプセルは容器の壁につけるのではなく、あえて壁よりも10センチ燃料に近い場所に置いて中性子の照射量を増やす。試験片の数値から圧力容器が今後、どの程度もろくなるか予測するという。

 試験片は数年から十数年ごとに1カプセルずつ取り出し、原子炉製造会社の研究施設で検査する。それぞれ違う温度で温めて衝撃を加え、もろく壊れた温度を脆性遷移温度として推定する。試験片の脆性遷移温度を元に、日本電気協会の予測式から今後の温度推移や容器本体の脆性遷移温度を割り出す。

 九電が1993年に検査した時点では、60年運転した場合の圧力容器の脆性遷移温度を72度と予測していたが、今回の検査結果を受け91度に上方修正した。九電は「業界基準の93度以下で問題ない」とする。

■劣化、現状の危険性について識者4人の分析

 運転開始から36年がたった九州電力玄海原発1号機の原子炉圧力容器の劣化問題。劣化を判断する指標となる脆性(ぜいせい)遷移温度が予測値を大幅に超えたことを、研究者らは一様に問題視し、原因を究明するために九電の情報開示の必要性を指摘する。4人の研究者の見解を紹介する。

【渡邉英雄・九州大応用力学研究所(照射材料工学)】 

 試験片の脆性遷移温度は過去の実測値に基づく予測から大きくずれており、誤差の範囲で済むレベルではない。詳細な検査データはわれわれにも公表されず、中性子照射の影響が研究者間で100%解明できているわけでない。国内外の専門家に試験片を開示するなどして学問的議論に広げなければ、地域の安心と安全には寄与しない。 

 容器本体は構造物としての荷重や過去の地震による影響なども受けており、どんなメカニズムで上昇したのか、原子レベルでの詳細な解明が必要だ。

【井野博満・東大名誉教授(金属材料学)】

 精度が上がった最新の予測式で脆性遷移温度を推定すれば70度程度になるはずで、実測値は全く異なる。想定以上の劣化と考えるのが自然だ。衝撃試験で試験片がどのように壊れたのかなどの検査結果公表が不可欠だ。 

 圧力容器の材質にばらつきがあり、一部が想定外にもろくなっている可能性もある。事故などで緊急冷却装置が作動して一気に水が注入された場合、運が悪ければ温度差による応力に耐えきれず破損する。原発管理を運に任せることは許されず、98度を容器本体の数値と見て対策を考えるべき

【長谷川雅幸・東北大名誉教授(原子炉材料学)】

 運転期間が長くなれば脆性遷移温度の上昇カーブは緩やかになるのが一般的で、急上昇は非常に不可解だ。直ちに危険な状況ではないが、原因を確かめなければ安全とは言えない。

 国内の電力会社が研究機関に試験片を提供することはなく、ベルギーの原発から取り寄せた日本製の試験片で研究しているのが現状だ。原子炉の本来の運転想定は30年。高経年化評価して運転を続けておりそもそもリスクがある。情報を公開しない電力会社の体質をあらためなければ、国民の信頼は得られない。

【義家敏正・京都大原子炉実験所教授(原子力材料学)】

 圧力容器の厚さは20センチ近くあり、重量も約500トンある。仮に緊急冷却装置の水が入ったとしても破損は考えにくい。ただ98度はあまりに唐突。容器の材質に何が起きているのか、詳しく調べる必要がある。

 電力会社の試験片の検査は言わば内輪でやっている状況。原子炉の安全性は研究者のだれもが追求すべきと感じている。破壊検査した試験片の破断面はどうなっているのか、中性子照射の影響を受けやすい銅やリンなどの不純物はどの程度含まれているのか、資料を示してほしい。


玄海原発1号機 想定以上に劣化進行か
(2011年07月01日 佐賀新聞)

 運転開始から36年が過ぎた九州電力玄海原子力発電所(佐賀県東松浦郡玄海町)1号機の原子炉圧力容器の劣化を判断する指標となる「脆性(ぜいせい)遷移温度」が大幅に上昇、大学の研究者らは異常として問題視し、最悪のケースとして容器破損の可能性にも言及している。九電や国は「安全性に問題ない」と反論。研究者は検証のためのデータ開示を求めるが、九電は「業界規程に基づいて適正に検査しており、検証しても結果は同じ。40年目の高経年化評価時にデータを公表する」としている。

 鋼鉄製の原子炉圧力容器は中性子を浴びるともろくなる。電力各社は老朽化を把握するため容器内に同じ材質の試験片を置いて取り出し、緊急冷却した場合などに容器が壊れやすくなる温度の境目となる脆性遷移温度を測っている。劣化が進むほど温度は高くなる。

 九電によると、運転開始時の1975年の脆性遷移温度は零下16度。これまで4回取り出した試験片の温度は、35度(76年)、37度(80年)、56度(93年)と推移し、2009年は98度に大幅上昇した。

 九電は「試験片は圧力容器よりも多く中性子を浴びる場所に置き、数十年後の圧力容器の劣化状況を予測するためのもの。98度は2060年ごろの数値に当たる」と説明。「圧力容器の現在の脆性遷移温度の推定は80度で、60年間運転した場合でも91度」とし、日本電気協会が定める新設原子炉の業界基準93度を下回っていることを強調する。26日の県民説明会でこの問題を質問された経産省原子力安全・保安院も同様の説明をして「容器が壊れるような状況にはない」と答えた。
 
 ただ、こうした見解に研究者は疑問を示す。九州大応用力学研究所の渡邉英雄准教授(照射材料工学)は「上昇値は本来の予測値から大きくずれ、誤差の範囲を超えている。原子レベルで想定外の異常が生じている可能性がある」と指摘。井野博満東大名誉教授(金属材料学)は中性子の影響を受けやすい不純物が含まれるなど材質が均一でない可能性を指摘したうえで、「緊急冷却で急激に温度を下げた場合、圧力容器が壊れる可能性がある」とする。

 研究者は試験片や検査データが開示されていないため詳しい検証ができないとし、電力各社に情報開示を求める意見も強いが、九電は「今後も安全な数値で推移すると判断しているので、すぐにデータを提示する必要はない」としている。

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