炉心シュラウドひび割れによる事故のシナリオ（転送歓迎）
竹野内真理
憂慮する科学者同盟の原子力専門家であるデビッド・ロックバーン氏と連絡を取り、炉心シュラウドのひび割れに付いて聞いたところ、以下のようなかなり怖い危険性について教えてくれました。
JCOの事故では１ｍｇのウラン２３５が燃えて、６００人以上が被曝し、住民の中からも、嘔吐や慢性下痢、発疹などの症状が出ており（毎日のトップ記事として８月終わりに出ましたが、現在被害者が係争中）、また血液検査でもDNAの損傷が６人から出たということです。なんと茨城県が異常のあった人の検査結果を隠していたそうです－中日新聞より）
平均的な沸騰水型の原子炉の中にはいっているウラン２３５の量は４トンです。
ロックバーン氏に電話して聞いたら、最悪の場合は、メルトダウン、もしくは水蒸気爆発（チェルノビブイリではこれが２度起こって建屋が吹き飛び、大量の放射能が撒き散らされた）またはその両方が起こる可能性があるそうです。
何年も放置して運転していたなんて、まったく殺人以上の行為であり、１度の大事故も許せないことを考えれば、日本にある沸騰水型原子炉を全て今停止すべきだと思います。
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以下日本文
（シュラウドの）ひび割れと捏造報告に関しては、あいまいなレポートしか見ていないので、日本の状況に関してコメントはできない。ただし、アメリカにおける炉心シュラウド問題の基本的な説明は可能である。
まず、炉心シュラウドとは、沸騰水型圧力容器の中にある金属の円筒状のものである。複数の曲面を持つ炭素入り鉄鋼プレートから出来ており、溶接によってそれらが積み重なっている。 例えば、ニューヨークにあるナインマイルポイント原発では、７つの円筒状プレートが上に積み重なり溶接によって一体化している。それぞれの円筒状プレートは、２つまたは３つのプレートが溶接でくっついたものからなる。
核燃料は、炉心シュラウドの内側にある。原子炉容器に入る水は、炉心シュラウドの外側と原子炉容器の内側の隙間を流れる。シュラウドは、この水を下方に向かわせ、炉心下部のドーム状になったところをカーブにそって流れるのである。それからこの水は原子炉容器内を通り、炉心シュラウドの中心を通って上部へ流れる。炉心シュラウドは圧力を保持するものではない。原子炉容器がその機能を果たす。
１９９２年、ノースキャロライナにあるブルンズウィック原子力発電所では、炉心シュラウドの水平方向溶接の中にひび割れが発見された。この水平溶接は、リング状のものを積み重ねて付けるものである。その後、他の原発でも水平溶接のひび割れが見つかった。帯状ロッドを取りつけるため、「冶具」がつけられることになった。接続部品が最上部のリングと最下部のリングにつけられることになった。それから帯状ロッドが「冶具」に据え付けられ、固定された。この「冶具」が水平リングが完全に分離しても、リング同士を押し付ける働きをするように出来ている。
１９９７年、ニューヨークにあるナインマイルポイント原発は、垂直方向のひび割れを報告した。垂直方向の溶接は、リングプレートをくっつけるものである。ナインポイント原発では水平溶接のひび割れ対策として、帯状ロッド「冶具」を設置していた。２番目の「冶具」は、垂直溶接の上にプレートをボルトで固定するものである。
２番目の冶具も、溶接が完全に分離してしまった時でもプレート同士をつけるものである。
炉心シュラウドのひび割れに関しての安全面で憂慮する点はふたつある。まず、メタルリングが定位置からずれた時、そして炉心（１番少ない隙間で２インチ－約５センチである）方向にずれた場合、核燃料に影響を及ぼす可能性がある。 及ぼす力にもよるが、いくつかの燃料集合体の間を通る水の流れが遮断され、１本または複数の制御棒が挿入できなくなってしまう可能性もある。かなり具合の悪い事態である。
２番目に憂慮すべき点は、炉心に影響がなかった場合でも、事故が起きた後に炉心が水を保持する性能が失われてしまう恐れがある。炉心は圧力を保持はしないが、原子炉の炉心の周りの水を保持する役目がある。原子炉容器につながっている配管が破断した時、炉心シュラウドの外側の水がまず初めにもれ、それからシュラウドの中の水が最後に漏れる。原子炉の炉心からの水漏れでは、この数秒の差の間で緊急冷却装置が始動し、核燃料がオーバーヒートにより損傷する前に水を供給する時間が取れるのである。もしもひび割れのある炉心シュラウドにおいて、内側の水も外側の水と同じ速さで漏れ出てしまったら、緊急冷却装置が機能する前に、核燃料に損傷が起きる可能性がある。
以下オリジナル英文
I've only seen vague reports about the nature of the cracks and falsified records, so I cannot comment on the situation in Japan. I can provide some background on the core shroud problem in the US.
First, the core shroud is a metal cylinder that sits inside the reactor vessel of a boiling water reactor. It is made of carbon steel plates that are curved and then welded together. For example, the core shroud at the Nine Mile Point reactor in New York features seven rings stacked on top of each other and welded together. Each ring consists of two or three metal plates welded together. The nuclear fuel is placed inside the core shroud. Water enters the reactor vessel in the gap between the outside of the core shroud and the inside of the reactor vessel. The shroud forces this water downward where the domed lower portion of the reactor vessel turns it around. The water then flows upward through the center of the core shroud through the reactor vessel.
The core shroud is not a pressure retaining component. The reactor vessel serves that function. The main purpose of the core shroud is to direct water flow through the reactor vessel.
In 1992, the Brunswick nuclear plant in North Carolina discovered cracks in the horizontal welds of its core shroud. The horizontal welds hold the rings together as they are stacked on top of each other. Other nuclear plants later found horizontal weld cracks. The "fix" was to install tie rods. Connectors were intalled on the uppermost ring and the lowest ring. Metal rods were then fastened to the connectors and tightened. This "fix" sought to press the rings together so they would remain stacked properly even if the horizontal rings totally failed.
In 1997, the Nine Mile Point nuclear plant in New York reported cracks in the vertical welds. The vertical welds hold the plates of the rings together. Nine Mile Point had already installed the tie rod "fix" for the cracked horizontal welds. The second "fix" was to bolt plates over the vertical welds. Again, the purpose of the second "fix" was to hold the plates in place even if the welds totallly failed.
The safety concerns associated with the cracked core shrouds are two-fold. First, if one of the metal rings shifted out of place, its movement towards the reactor core (which has a minimum clearance of about two'
inches) could cause it to impact the nuclear fuel. Depending on the force of the impact, fuel could be damaged, cooling water flow through some fuel assemblies could be blocked, and insertion of one or more control rods could be prevented - all bad things. The second concern is that if the core shroud does not remain intact, its ability to hold water after an accident could be lost. While the core shroud is not pressure retaining, it does serve to hold water over the reactor core. When a pipe connected to the reactor vessel breaks, the water outside the core shroud drains first and the water inside the shroud drains last. Those few seconds of delay in draining the reactor core allow emergency system time to start and replenish the water before fuel is damaged by overheating. If the cracked core shroud allows water to drain inside as fast as outside, fuel could be damaged before the emergency systems do their thing.
94年という年は、アメリカの原子力規制委員会より以下の文書が、アメリカの沸騰水型原子炉事業者全てに送られた時期でもあります。（ホームページに載っているのを浜岡裁判用に私が訳したものです）
シュラウド検査の日程を30日以内に提出せよと命じており、切羽詰った感じを受けます。そして以下の一文もあるのです。
「最も憂慮される事故のシナリオは、主蒸気管の破断、再循環系の破断、そして地震である。」
竹野内真理
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米国原子力規制委員会
アメリカ合衆国
原子力規制委員会（NRC）
原子炉規制局
WASHINGTON, D.C. 20555
１９９４年７月２５日
NRC一般書簡94-03：沸騰水型原子炉の炉心シュラウドにおける粒界型応力腐食割れ（IGSCC）について
受信者
炉心シュラウドが存在しないBig Rock Point原発を除く、沸騰水型原子炉の運転許可者又は建設許可を有しているすべての者
目的
本一般書簡はすべての受信者に以下のことを行うよう要請する: (1)所有するBWRの炉心シュラウドを、次に予定されている燃料交換以前に検査を実施し、適切な評価および（もしくは）検査の結果に準じた補修を行うこと、かつ (2) 検査が行われるまで、施設の運転継続をサポートしつつ、安全分析を行うこと。
背景
BWRの内部構成物における粒界型応力腐食割れ（IGSCC）は、NRCの人員と産業界の双方にとって、憂慮すべき技術的問題と指摘されてきた。 炉心シュラウドはIGSCCに弱い内部構成物のリストに入っている。１９９３年、いくつかのプラントで円周帯状の溶接部におけるひび割れが発見されたため、１９９３年９月３０日付けのNRC情報通達書（IN）９３－７９号が発行された。許可を保有している数社が１９９４年春の定期発電停止時に炉心シュラウドを検査し、円周状の溶接部に広範なひび割れを発見した。.この検査結果は、NRCと産業がこの問題の重大性を再評価する点となっている。
以前には見つからなかった炉心下方部での広範な３６０度におよぶひび割れ（添付図のH5参照）が見つかったという点で、Dresden３号炉とQuad Cities１号炉（参照文献１，２）で行われた検査と分析は特に注目すべきものであった。Dresden３号炉とQuad Cities１号炉で見つかった炉心下部の割れについて、NRCは、１９９４年６月７日にIN９４－４２を、１９９４年７月１９日にはIN９４－４２への補足書１を発行した。NRCでは、炉心の他にも、BWRの全体的な内部構造物のひび割れを憂慮しており、許可保有者達にBWR保有者グループ（BWROG）と密接に協力しながら、内部構造物のひび割れに関する検査、評価、修理の選択に関して調整することを推奨している。
考察
最近の検査に関する評価
１９９４年４月５日の書簡（参考資料３）によれば、BWROGは、NRC BWRの炉心シュラウドの評価一般ガイダンスに提出した。 このガイダンスには、当時まで行われたプラントの試験結果に基づいた検査方針が含まれていた。この検査方法は、粒界型応力腐食割れに対する脆弱性ランキングに基づいており、上部のシュラウド溶接の集中的な試験を含んでいる（H2,H3参照）目視検査強化（VT-1）もしくはシュラウド上部溶接の部分の超音波（UT）法などが、初期試験として勧められた。しかしながら、Dresden３号炉とQuad Cities１号炉における最近の検査を照らして見ると、BWROGは検査ガイダンスの適用性を再検討しているのである。シュラウドの円周上３６０度の割れは、Dresden３号炉とQuad Cities１号炉に双方におけるH5溶接個所に見られた。この位置での広範囲な割れは、それ以前には観察されておらず、BWROGのガイダンスによれば予想されないことだった。BWRのプラント全てが炉心シュラウドの検査を行っておらず、炉心シュラウドのひび割れ現象は、稼動時間とプラント特有の条件によるものであるので、潜在的にすでに見つかったものよりも条件の悪い炉が他のプラントに存在しないここと確認し、かつ適切な是正措置がなされることを確保するために追加検査が必要である。
炉心シュラウドひび割れに影響する重大なパラメータ
BWROGは、炉心シュラウドが粒界型応力腐食割れに対する脆弱性に関わる知られている重大なパラメータについて、既に以前議論している（参考資料3）。これらのパラメータは、材質を含みこそすれ、材質に限られるとも言えず、製造および残留応力、そしてフルエンスを含む。これらの広範囲な分類の範囲の中においては、一般的な根拠としては難しい粒界型応力腐食割れの脆弱性の予想を正確に行うための十分な変数が存在するのである。 NRCはこれらの分類の有用性を認識してはいるが、ひび割れへの脆弱性、またはそこからくる欠落は、プラント毎にデモンストレーションする必要がある。
内部から壁まで達するひび割れの重大性
NRCは炉心シュラウドの内部から壁にいたる割れの安全性の重大性を評価した。そして現在までに見つかった割れで（円周３６０度の範囲まで含むもので）最も重大なものについては、連邦規制[１０ CFR 50,55a(g)]のタイトル１０におけるセクション50,55aに準拠するASMEのボイラーおよび圧力容器のコードで要求されている構造的な限界が維持されているので、仮想事故にあっても、シュラウドは完全さを保つだろうと保証している。ASMEコードのセクションXI、準章IWB-2500、分類B-N-1とB-N-2は、シュラウドを含む原子炉内部および炉心サポート構造物に関する試験と合格条件を明記している。パラグラフIWB-3520は炉心サポート構造物に一体化している溶接部分と原子炉内部付属品の合格条件として参照されている。
1994年7月13日の書簡（参考文献４）では、重大なシュラウド割れというBWRの安全性に対する影響について、BWROGは以前のNRCスタッフからの質問への回答を提出した。この回答で、BWROGは、シュラウドの検査を行ったプラントで見られたひび割れについての評価、GL94-03を供した。最も広範なひび割れがあったプラントは、8年以上稼動しており、初期稼動の5サイクル分以上は冷却水の伝導性が通常から高値の間であった。 BWROGの評価では、最もひび割れが起き易いプラントの構造上の限界は、現在の伝導性のレベルから言うと、少なくとも後一回の運転サイクルには、耐えられるとしていた。しかしながらBWROGは、安全性のASMEコードのファクターにそぐわないようなひび割れが進展することの可能性は低いとしながらも、この想定に不確実な部分があり、そのような事態が起こる可能性を全く否定することは出来ないとしている。この総括書簡の目的の一部は、個々のBWRプラントにおけるそのような可能性を確認することと、適格な是正措置をとることにある。
360度におよぶ壁を貫通するひび割れをともなった事故想定における安全性の重要度
今日まで見られたものよりもひどいひび割れの起きる可能性の重大性を評価するため、NRCはASMEコード安全限界が明確に守られていないシュラウドにおける円周360度におけるシュラウドの分断という仮定における安全影響を評価した。この評価によれば、NRCは、通常の運転状態で場所によっては、炉心シュラウドにおける360度にわたる貫通した割れは見つからないこともあるという可能性があると断言した。シュラウドの上部では、炉心中の圧力の違いによる離れているシュラウドが引き上げられるのが、少ししかシュラウド上部組立て部分により抵抗を受けない。そういうわけで、分断によってできたギャップをバイパスして通る流れは、稼動中に運転員が観察できるような、出力と流量の不釣合いの原因となるのに十分である。シュラウドの下部が分断された場合、より大きな部位を占める上部のシュラウド組立て部の荷重がかかり、バイパスの流量が探知できないくらいに、シュラウド上部が引き上げられるのを押さえてしまう可能性がある。
最も憂慮される事故のシナリオは、主蒸気管の破断、再循環系の破断、そして地震である。シュラウド上部溶接（添付図におけるH2,H3参照）における割れに関して主に憂慮される点は、主蒸気管の破断である。というのも、押し上げる力がトップのガイド部分を引き上げるくらいになる可能性があり、場合によっては燃料集合体の横方向のサポート部や制御棒の作動に影響を及ぼすと思われるからだ。炉心シュラウド下部における割れに関して最も憂慮される点は、再循環系の破断の想定である。というのも、下部溶接部（添付してある数値のH4,H5を参照）にとって、円周上のひび割れによる負荷が十分大きければ、シュラウドで横方向にずれもしくはチッピングを引き起こし、制御防挿入能力に影響を及ぼしたり、シュラウドや配管破断を抜ける漏れの原因となる割れ開口部の拡大につながる恐れがある。もしこの漏れが大きければ、冷却を適切に保つ能力や、待機液体制御システム（SLCS）を備えた原子炉の停止能力に影響を及ぼすこともありえる。
NRCは、Dresden３号炉とQuad Cities１号炉におけるシュラウド下部における分断（参考文献４）に関し、確率的安全性の見方というものを開発した。この評価では、シュラウドの割れによってよく生じる、炉心損傷へいたるのに可能な原因を予想している。深刻なシュラウドひび割れがあったと仮定した場合、シュラウドを動かすには、十分大きな負荷を生じさせるために、主蒸気又は再循環系における大規模破断が必要となる。リスク確率評価では、そのような破断は低い確率であると分類しており、稼動中の原発で実際にそのようなことは1度も起きていない。そういうわけで、リスクの増加を引き起こすには、めったに起こらない配管の大破断を伴う360度にわたるほぼ貫通した割れというものが必要になってくる。さらに、シュラウド上部溶接部では、通常運転中に貫通するような劣化は（出力と流量の不均衡やノイズのモニタリングなどで）見て取れるはずである。最後に、これらのイベントが起きている間、シュラウドは最悪の事態には到らない可能性もあり、炉心冷却や原子炉停止が、深刻な事態にならずに達成できる可能性もあるのである。
上記の評価を考えるに、NRCはシュラウドの割れから来るリスクに関して保守的な評価を行っており、この当時はそれが高い度合いのリスクには到らないと結論している。検査のために緊急に原子炉を停止することを命じられていないが、炉心シュラウドの劣化はさらなる評価を当然必要とする重要な安全に関係する考察の対象だ。炉心シュラウドは炉心からの冷却水の流れを適性に方向付けるという重要な機能をし、炉心の幾何学的配列を維持し、仮想事故の場合にも再充填可能な（冷却水の）量を提供するのである。そこでNRCの人員は、長期的に見たら、シュラウドの360度におよぶ割れが、以下の点で考慮されるとしている。
（１） 割れの深さが一定以上あり、運転サイクルの継続中に割れが拡大したら、ASMEコードの構造限界を超えている可能性がある場合
（２） プラントの安全性のため、多重防護を取り除いている場合
よって、構造的健全性の要求項目である10 CFR 50.55aへの適合を確認し、炉心シュラウドの割れに関連するリスクが低いことを確認するため、NRCはBWRの許可所有者が、BWRの施設において、適切な方法で、適切な時期に検査および（もしくは）修理を行うことが望まれると結論したのである。
NRCは、継続運転時の炉心シュラウドのひび割れに関しての合否の評価能力に関わらず、運転中の応力腐食割れに弱い材質の炉心シュラウドを持つBWRの多くが、長期的なシュラウドの構造的な健全性を確保するため、ひび割れを防ぐよう修理や新たな修正が必要としていると考えている。
運転許可所有者が取るべき必要措置
全ての運転許可所有者は以下の事を行わねばならない
1. 次回の燃料交換前に、BWRプラントにおける炉心シュラウドを検査すること。
2.:検査が行われるまで、施設の継続運転をサポートする安全分析を行うこと。安全分析は、以下の点を必ず入れること（ただし、これのみで良いとは限らない）。
a.:ひび割れの発生確率やひび割れの拡大の速さに影響するような条件の詳細（例：材質タイプと形状、水科学、フルエンス、炭素含有率、溶接材質と溶接方法）
b.:次の事項を必ず含む（ただし全部とは限らない）ひび割れの量の不確かさを説明するような各プラント毎の評価
(1) 設計による事象（主蒸気配管破断、再循環系の破断）によって引き起こされる構造的負荷に対するシュラウドの反応評価。左右均一でない負荷がシュラウドの反応に影響する場合は、これも考慮すること。
(2) 構造的負荷へのシュラウドの反応を考慮に入れた性能のプラント安全性維持能力の評価（例：制御防挿入、ECCS注入）
3. 次の事項を明記した検査計画をつくること: (a) 全シュラウド溶接（圧力容器とつながるサポート部からシュラウド上部まで）および（もしくは）対象外とした溶接には正当な理由を添えること(b)可能な限り最良の技術と産業界での検査経験を用いた適格な配慮をした試験方法（VT-1強化目視検査、最適化された超音波技術）。ASMEコード・セクションXIで特定された炉心サポート構造検査の標準的方法は、炉心シュラウドにおける粒界型応力腐食割れの一貫した探査方法として不適格であることが示されている。
4. 炉心シュラウドの評価および（もしくは）修理の計画をつくること。
5. BWRで粒界型応力腐食割れに脆弱な全ての内部構造物に関し、BWROGと連動した検査、評価、そして修理の選択をするように密に共同作業すること。
報告の義務:
1954年原子力法の中の修正されたセクション182aおよび10 CFR 50.54(f)に準じ、Big Rock Point原発以外のBWRの運転許可所有者は、この一般書簡に対し、以下の事項を書面にて必ず回答すること。
1. 書簡の日付より30日以内に以下を報告すること
(a) 炉心シュラウド検査のスケジュール
(b) 検査が行われるまで施設の継続運転をサポートするため、適宜個々のプラントに応じた安全評価を含む安全分析
(c) 炉心シュラウドの幾何学的形状の詳細を含んだ設計図または炉心シュラウド構造設計図 （炉心下部サポート・プレートおよびトップ・ガイドの支持構造、溶接部位および溶接形状）
(d) 該当するプラントでのシュラウド検査の履歴を、日付、適用範囲、方法、結果を明記の上提出すること。
2. 炉心シュラウドの検査を行う3ヶ月以上前に（検査をこの書簡を受信して3ヶ月以内に行う予定であれば、運転許可所有者は、管轄のNRCプロジェクトマネジャーがいかの情報提供するスケジュールを立てるため、NRCマネジャーに連絡を取ること）、
以下を報告する:
(a) 上記必要措置の３にある検査計画
(b) 検査結果に基づいた炉心シュラウドの評価および（もしくは）修理計画
3. 検査が終了した30日以内に、検査結果を提出すること
受信者は、30日以内に行う回答で、上記要請事項が施行可能かどうかを示さなければならない。受信者が要請された措置を取らない選択をした場合、代替行為の申請、あれば代替行為を完了するスケジュール、予定されている代替行為の是非を決定する安全性の根拠を書面にて提出しなければならない。
NRCは既にいくつかのプラントでは検査および（もしくは）修理を終わらせたところもあることを認識している。しかしながら、検査の適用範囲や採用される方法の詳細は、今日まで蓄積された経験を適切に反映されるもの出なくてはならず、Big Rock Point原発を除く全てのBWRに本要請が適用される。
NRCはまた、BWROGが現在修正された検査と欠陥評価の文書を作成中であることを認識している。運転許可所有者からの回答には、この問題に関してBWROGが作成中のガイダンスに従う予定であるかどうかも示唆しなければならない。回答として、書面に参考資料をつけたり、BWROGによって作成されたその他の関連一般情報も受け取り可であり、NRCに公式に提出される限り推奨される。ただし、前述したように、継続運転を正当化するには、プラント毎の追加情報が必要である。
以上の要請事項報告書を米国原子力規制委員会に送付すること。
送付先: Document Control Desk, Washington, D.C. 205551954年原子力法で修正されたセクション182aの条項に基づき宣誓したものを、コピーを該当する登録局へ提出すること。
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