■危機管理＠放射能情報倉庫コミュの老朽化原発と老朽化高速増殖炉

■Ｍ７級首都直下地震、４年内７０％…東大地震研
(読売新聞 - 01月23日 03:04)
http://news.mixi.jp/view_news.pl?id=1886811&media_id=20


首都直下型の影響が考えられるのは、東京から100キロ程度しか離れていない現在解体中の東海発電所と冷却停止中の東海第二発電所、加えてナトリウム冷却型高速増殖炉「常陽」があるが、原発は冷却停止中、解体中でも安全ではないことが証明されている。

いずれも稼動から30年から40年以上経った老朽化原発であり、地震の規模や津波の有無にもよるが東北の地震は東京でも震度６強や弱を観測してる事実から見て「震源地からの距離」と「震度の強弱」は全く予測がつかないから「もしも対策」をしておく必要がある。


■老朽化原発
10/11 東海村村長、東海第二原発「立地条件不適切、老朽化も進み、廃炉すべきだ」　
茨城県東海村の村上達也村長は１１日、細野豪志原発担当相と面会し、村内にある日本原子力発電東海第二原子力発電所の廃炉を提案した。同原発は、東日本大震災で被災し、停止している。

村上村長は廃炉を主張する理由として、
・東海第二原発の半径３０キロ内に１００万人が住むこと、
・東京から１１０キロしか離れていないことを指摘。

「福島と違って一帯は人口密集地であるだけに、２０キロ圏内の７５万人が避難できる場所はなく、避難計画はつくれない。原発の立地条件として不適切だ」と説明した。運転開始から３２年が経過し老朽化していることも挙げた。村上村長によると、細野原発担当相は「具体的で貴重な意見をいただいた」などと答えたという。村上村長は大震災後、村民が参加する会合などで、「人に冷たく無能な国は原発など持つべきでない」などと述べ、「脱原発」の姿勢を鮮明にしている。

【関連動画】
http://www3.nhk.or.jp/news/html/20111011/t10013182481000.html

藤村官房長官、老朽化した原発は「当然なくなる方向」
http://news.nicovideo.jp/watch/nw128013
http://www.yuiyuidori.net/jcp-ibaraki/moushiire/img/moushiire04.pdf
http://heiheihei.cocolog-nifty.com/blog/2012/01/15-160d.html

原子炉が割れる　玄海1号機危険度最悪
http://d.hatena.ne.jp/eirene/20110702/1309589843


■東海発電所 　
茨城県那珂郡東海村 黒鉛減速ガス冷却炉　解体中　
燃料：天然ウラン（約187t）
燃料棒：約16,000本

営業運転開始日 1966年7月25日
（1998年3月31日営業運転終了）

1957年12月5日 - 日本原子力発電株式会社が茨城県東海村を発電所敷地候補地に決定
1959年3月16日 - 東海発電所原子炉設置許可申請
1959年12月14日 - 東海発電所原子炉設置許可
1959年12月22日 - 東海発電所の購入契約を日本原子力発電株式会社と英国GEC社で締結
1960年1月16日 - 東海発電所建設工事着工
1966年7月25日 - 東海発電所営業運転開始

廃止措置工程表
日本原子力発電では以下のスケジュールで解体を進めており平成32年度に解体・撤去の23年間の工程を終了させる予定になっている。

原子炉領域解体前工程（16年間） 西暦1998年~西暦2013年
原子炉領域解体撤去（5.5年間）　西暦2014年~西暦2019年
原子炉建屋解体撤去（1.5年間）　西暦2019年~西暦2020年
原子炉領域以外の撤去（18.3年間）　西暦2001年~西暦2020年
放射性廃棄物の短期処理（23年間）　西暦1998年~西暦2020年

原発廃止後の高レベル放射性廃棄物の恒久処理・隔離・管理に関しては未定である。（何百・何千から数万年間）西暦2020年~未定

現在までの廃止措置
1998年3月31日 - 営業運転終了
2001年3月 - 燃料搬出完了
2001年10月4日 - 解体計画書提出
2001年12月 - 解体作業開始、使用済み燃料冷却のプール洗浄
2003年 - タービン建屋内の機器の撤去およびタービン発電機の解体
2004年11月 - 燃料取換機および建屋の解体開始
2006年8月 - 熱交換器撤去工事開始

今後の廃止措置計画
2014年 - 原子炉解体開始



■東海第二発電所
茨城県那珂郡東海村 沸騰水型軽水炉 1基　
燃料 低濃縮ウラン約 132 t / 年
営業運転開始日 1978年11月28日

・過去の主なトラブル

2010年管理区域外への放射性物質の放出
2010年5月26日。原子力安全・保安院は、日本原子力発電より、東海第二発電所において、非放射性廃棄物を処理する排水管に放射性物質を処理する排水管の誤接続が1件あった旨の調査結果の報告を受けた。給水加熱器ドレンポンプの計装ラックドレン配管がストームドレン系の排水管に誤接続されていたものであり、当該計器の点検時にトリチウムが微量に含まれた水が排水されていたと考えられる

東北地方太平洋沖地震
2011年3月11日の東北地方太平洋沖地震により、原子炉が自動停止した。常用の外部電源も停止したことから、非常用ディーゼル発電機3台を起動して運転に必要な電源を確保したが、津波によってディーゼル発電機用海水ポンプが故障したため、残るディーゼル発電機2台で原子炉冷却に必要な電源を確保した[3]。その後外部予備電源が回復し、3月15日0時40分（JST）に原子炉水温度が100℃未満の冷温停止状態となったことを確認した[4]。その間は注水と、水蒸気を逃がすための弁操作の綱渡り的な繰り返しで、冷温停止までにかかった時間も通常の2倍以上であった。

しかし、高さ6.1m（想定津波5.7m）の防波壁に到達した津波の高さは5.4mで、工事中のため防波壁には穴が開いていた。その穴から入った海水によって、全3台の海水ポンプが水没（2台は水深が低かったため稼動）し、非常用ディーゼル発電機1台も停止した。原子炉は冷却し続けられたが、もう少し波が高かったら、全ての電源が潰滅し、福島第一原発と同じ状態になっていたという。日本原電は、「（冷却機能が全て失われた）福島第一の事態になった可能性は否定できない」と述べている。

2011年管理区域外への放射性物質の放出
地震があった同日の2011年3月11日21時50分頃（JST）。現場機器の状態を確認していた保修員が、複合建屋（非管理区域）蓄電池室2Bにあるドレンファンネルからの溢水を確認した。ファンネルは、図面上、複合建屋に隣接するサービス建屋1階の管理区域内にある実験室サンプに接続されていることが確認されたことから、当該サンプ内の廃液が非管理区域へ逆流し、漏洩したものと判断した。その後、放射性物質を含む廃液を放水口から放出した。東北地方太平洋沖地震の直接的な影響により管理区域外へ放出された事象ではない。また3月13日には使用済燃料プールおよびサイトバンカープールの溢水が確認されている。

なお、2006年に国の耐震指針が改定され、2007年7月の柏崎沖地震（柏崎刈羽原発が被災した）直後に茨城県が2007年10月に出した「津波浸水想定」に基づき、東海第二発電所では対策を実施。冷却用海水ポンプを守るため、従来あった3.3mの防護壁に加えて、側面にも2.8mの壁を設けた。津波は5mと福島第一原発の半分以下だったこともあるが、ポンプや電源は一部浸水したものの、冷却を継続できた。津波対策を講じなかった福島第一原発とは明暗を分けた。



■高速増殖炉　常陽
茨城県東茨城郡大洗町　　高速増殖炉（実験炉）　　休止（ナトリウム循環中）
燃料 MOX燃料
着工 1971年1月10日
備考 休止中

規格
形式：ナトリウム冷却型高速増殖炉
熱出力：14万Kw （140Mw） - MK-I炉心5万Kw / 7.5万Kw（性能試験時 / 運転時）、MK-II炉心10万Kw、MK-III炉心14万Kw
炉心温度：435℃（MK-I）、500℃（MK-II、MK-III）
原子炉格納容器：内径28m、高さ54.3m、厚さ12 - 27mm、炭素鋼製。完全気密構造。
原子炉容器：内径3.6m、高さ10m、厚さ25mmのステンレス製。
冷却器：主冷却機建物に主空気冷却器が4台
発電設備：設置されていない
製造メーカー：日立製作所・東芝・三菱重工業・富士電機

歴史
1960年（昭和35年）：設計開始
1970年（昭和45年）2月12日：原子炉の設置許可
1971年（昭和46年）1月10日：格納容器建設開始
1977年（昭和52年）4月24日：MK-I炉心が初臨界を達成。高速増殖炉による臨界はこれが日本では最初、世界では5番目であった（出力5万Kw）
1978年（昭和53年）7月：MK-I炉心にて通常出力（7.5万Kw）による運転を開始
1982年（昭和53年）1月10日：MK-I炉心の運転を終了
1982年（昭和53年）11月22日：MK-II炉心で初臨界を達成
1997年（平成5年）9月12日：50000時間を超える運転の後に、MK-II炉心の運転を終了
2003年（平成15年）7月2日：MK-III炉心で初臨界達成

2007年（平成19年）6月11日：炉心で燃料棒の交換装置と計測線付実験装置(MARICO-2)が衝突する事故が発生。燃料交換機能の一部に障害が発生しているが復旧作業を行って2016年度の運転再開を目指している。
2010年（平成22年）1月22日原子炉付属建屋内で、ぼやが起きたと日本原子力研究開発機構が発表した。外部への影響や作業員の被曝はなかった。



■高速増殖炉
高速増殖炉（こうそくぞうしょくろ、Fast Breeder Reactor、FBR）とは、高速中性子による核分裂連鎖反応を用いた増殖炉のことをいう。現行の商用発電用原子炉として一般的な軽水炉と比較した場合の高速増殖炉の特徴を述べる。

・増殖比（核反応において消費される核分裂性核種の消滅数に対する生成数の割合）が1.0を超えること
・核燃料の主体がウラン238/プルトニウム239となること（他に核反応起動用のウラン235が若干必要）
・減速材を使用しないこと（熱中性子を利用せず、高速中性子をそのまま利用するため）
・減速材が不要であり、従来と比べ核燃料（核反応断面積がウラン235と比べ格段に小さい）の高密度配置が必要となるため、炉心単位体積あたりのエネルギー量の大きさが飛躍的に向上する。また冷却材の高能率化が必須となる。

現在開発が進められている主な形式としては以下のようになる。

・冷却材に軽水（つまり普通の純水）を使わずに、代わりに溶融金属（主に金属ナトリウム）を使用する
・燃料には天然ウランまたはウラン／プルトニウム混合燃料（Mixed oxide: MOX燃料）を使用する

MOX燃料の元となるプルトニウム239とウラン238はいずれも核廃棄物として処分する他に使い道はあまりないものであるが、高速増殖炉の炉心で燃やすことでそれらを有効利用しながら、さらに不要なウラン238から次の高速増殖炉用の核燃料であるプルトニウム239を作り出すことで核燃料を循環させる「核燃料サイクル」を実現するための要となる装置である。

こういった意欲的な構想の下に先進工業国で研究開発が進められて来たが、軽水炉にはない様々な問題を含んでいるため、実験炉から原型炉までは数か国でいくつか完成したが、2009年現在も実証炉の完成までには至っていない。


【問題点】

・技術的課題
ボイド係数
炉心を冷却する液体に含まれる気体の割合の変化により、炉心の反応度は影響を受ける。この現象を係数化したものをボイド係数と呼ぶ。ボイド係数が正の場合、冷媒に占める気体の割合が増えると冷媒としての性能が低下すると共に反応度が増大し、炉心の異常な発熱につながる。軽水炉において、減速材と冷却材を兼ねる軽水は炉心付近で常に沸騰が発生しており、理論的には気泡混じりで本来の水よりも密度が低下した流体として扱われる。ボイドの割合が増えると減速材としての性能が低下するため、反応度は低下する。（ボイド係数は負）

一方、高速増殖炉で用いられる液体金属は通常の運用では沸騰しないが、万一発生した場合はボイド係数は正となる。このため、ボイド係数が負となるような炉心設計が強く求められる[6]。高速増殖炉もんじゅの場合、炉心の一部の領域についてボイド係数が正になっていると分析されている。

金属ナトリウム
技術的な最大の問題は、冷却材である金属ナトリウムの管理が難しいことである。金属ナトリウムは水や酸素に触れると高温を放って激しく酸化される。従って、その取り扱いには極めて難度の高い技術と、その技術を維持管理する持続可能な運用システムが必要不可欠となる。軽水は透明だが金属ナトリウムは不透明であり、これを用いると内部状態の計測が難しくなる。「もんじゅ」の停止は、配管からの金属ナトリウム漏出事故による。また、特に蒸気タービンに繋がる二次冷却系との間は、熱を伝えるための多数の薄い金属管を隔てて軽水と対向しているため、わずかな漏れでも大事故につながると考えられている。このような冷却系の取り扱いの難しさから、同型炉での事故例が多い[8]。ナトリウムの代わりに鉛・ビスマスを使用した方式では発火性はないが、腐食性が問題となり、ナトリウムで進めてきた開発技術や設備が無駄になって新たに耐食性の技術開発が求められる。

燃料
日本での高速増殖炉用のMOX燃料は、六ヶ所再処理工場での製造が予定されているが、アクティブ試験が3年間継続したままであり本格稼働の開始予定は遅れている。ここでMOX燃料が生産できなければ、他国から輸入するか原子炉の稼動を見合わせることになる。

プルトニウムの挙動
プルトニウムの炉内での挙動に未解明な点がある。フランスのフェニックス (Phénix) では、原因不明の出力低下があり、その原因は未だに解明されていない。これがフランスがスーパーフェニックスから撤退する理由の一つであった。

緊急炉心冷却装置の欠如
高速増殖炉には、緊急炉心冷却装置（ECCS）が無い。軽水炉の様に、一次系が高圧でない事がこの理由とされるが、高速増殖炉で冷却材喪失事故は起きないと言えるのか？と、批判者は指摘する。内圧が低くとも、腐食性の強いナトリウムの作用や、500℃を超える高温での連続運転、更には、構造材への放射線損傷が、配管破断を招く事は無いのか？と言う懸念が指摘されている。（高木仁三郎『プルトニウムの恐怖』（岩波新書・1981年）159〜160頁参照）

・社会的課題
核兵器の材料
核兵器の材料となるプルトニウムを大量に加工・保有することに対して、国際的な懸念や批判がある。

標準的な核兵器を作るには純度の高いウラニウム235か、プルトニウム239が必要とされ、21世紀現在ではウラン濃縮を行うよりも、黒鉛炉、重水炉、高速増殖炉のいずれかでプルトニウム239を生産する方法が最も現実的な手段となっており、3種の炉の中でも高速増殖炉が最も生産に適している。商業用原子炉で一般的な軽水炉は、効率良くプルトニウム239を生産できず、兵器性能を著しく低下させるプルトニウム240の割合が高くなるので核爆弾生産用にはあまり適していない。例えば、日本の「もんじゅ」は停止するまでの1年半の間に濃縮度96%以上のプルトニウム239がおよそ60kg程度生じていたと考えられ、プルトニウム240などの不純物を混ぜることで軍事転用への懸念を回避したかどうか、明らかにはなっていない。

輸送時の警備
プルトニウムを含むMOX燃料の輸送問題がある。プルトニウムは核兵器の原料であるため、輸送時にはテロリストやその支援国家などに核ジャックされる可能性があり[11]、常にこれに備える必要がある。海上輸送が必要となる日本では、その脅威に備えるため新たに世界最大の巡視船であるしきしまを建造しなければならなかった。ウラン燃料は、ウラン235の半減期が約7億年と長いことから通常状態において殆ど放射線を出さないのに対し、プルトニウムを含む燃料は、プルトニウム239の半減期が約2万4千年とウラン235と比較して短いため強い放射能を持ち、プルトニウムの使用やその輸送に対する反発の声が高まっている。

安全運転への不安
開発中の高速増殖炉の多くが何らかの事故を起こすなど、安全性への疑問が多くの国で生まれ、将来の経済性までも含めて政治的な判断によって開発を断念する国が少なくない。

・経済的課題
費用
核燃料の再処理や高速増殖炉建設などに通常の軽水炉型の原子炉よりも多額の費用が掛かる。1970年代頃までは、原子力発電の振興により将来的にはウラニウムの需要が増して価格は上昇するものと考えられていた。しかし、発電所の建設費や核廃棄物・廃炉処理の経費高騰によって火力発電に対する経済的優位性は漸減し、原子力発電に対する反対運動の盛り上がりや、スリーマイル島原子力発電所事故、チェルノブイリ原子力発電所事故等の原子力事故により、原子力発電は拡大する機会がなかった。そのため、ウランの需要は伸びずに、逆に原油価格は上昇し続けたため、ウランは石油などの他のエネルギー源との比較において、値上がりもせずに安定して購入できるようになっている。もともとウラニウム資源を有効利用することを目的にはじまった高速増殖炉の開発に、多額の予算をかけて今後も困難な技術開発を進め続け、1基ごとの発電施設で見ても軽水炉よりも多くの建設費が掛かるものを本当に必要なのかという意見もある。

世界の高速増殖炉
高速増殖炉は約20年前まで、ウラン燃料の有効利用促進のため米国、フランス、ロシア、イギリス、ドイツ、日本などで積極的な開発が進められてきた。
　しかし1990年代前半に米国の実験炉FFTFとEBR-Ⅱの運転停止、1991年ドイツの原型炉SNR-300の建設中止、1994年英国の原型炉PFR運転中止、1998年にはフランス実証炉スーパーフェニックスの運転中止などが相次ぎ、日本でも「もんじゅ」のナトリウムもれ火災で運転が中止される。1990年代には高速増殖炉の開発は停止状態となり、フランスを除く欧州各国は高速増殖炉の開発を中止した。今なお、日本、ロシア、中国、インドが開発を行っているが、いずれの国でも実用化は大幅に先送りされ、商業炉の運転は2030−40年頃になるとされている。