日本の軽水炉 ― 特徴と課題
原子力発電について考えるとき、私たちはまず、その発電効率の高さや、二酸化炭素を排出しないという利点に目を向けるだろう。しかし、原子力発電の本質を理解するには、原子炉がどのような仕組みで動き、どのような危険性を内包しているのかを知る必要がある。
日本の商業用原子炉は、すべて「軽水炉」と呼ばれる方式で構成されている。軽水炉には「沸騰水型原子炉（BWR）」と「加圧水型原子炉（PWR）」の2種類がある。いずれもアメリカで開発された技術を導入したもので、日本独自の改良は加えられているものの、基本的な設計思想はアメリカに由来する。
軽水炉の特徴は、比較的小型の設備で大きな出力を得られ、経済性にも優れていることだ。 現在、世界の商業用原子炉では軽水炉が主流となっており、その割合は全体の約8割に達している。
日本では、PWRとBWRがほぼ拮抗しており、設備容量や基数の数え方によって多少異なるものの、おおむねPWRが6割、BWRが4割程度を占める。地域的には西日本でPWR、東日本でBWRが多く採用されている。ただし例外もあり、西日本の中国電力はBWR、東日本の北海道電力はPWRを採用している。
日本の軽水炉導入における大きな特徴は、1960年代後半、世界的にもまだ導入が本格化していなかった段階で、敦賀、美浜、福島第一などの原子力発電所に初号機を発注し、早い時期から商業利用に踏み出したことだ。
しかし、日本にはアメリカとは異なる重要な条件があった。地震が頻発する国土であるということだ。つまり、アメリカから導入した軽水炉の技術を、日本の地震環境にどのように適応させるかが、当初から大きな課題だった。その後、日本では耐震設計や安全基準の見直しが重ねられ、原子力発電所には厳しい安全対策が求められるようになった。
一方、軽水炉には、その構造に由来する固有のリスクもある。小型の設備で大きな出力を得られるという利点は、裏を返せば、炉心に大量の熱が集中することを意味する。特に重要なのが、燃料を冷却する機能が失われた場合の危険性だ。
その代表的な事故が「冷却材喪失事故（Loss-of-Coolant Accident：LOCA）」だ。
原子炉圧力容器や冷却配管から冷却水が失われると、核燃料を十分に冷却できなくなり、燃料の温度が急上昇する。冷却が回復しなければ、燃料被覆管の損傷や炉心溶融（メルトダウン）に至る可能性がある。さらに、溶融した燃料が原子炉圧力容器の底部に集まり、容器を損傷させれば、格納容器にも深刻な影響が及ぶ恐れがある。最悪の場合、大量の放射性物質が環境中に放出されることになる。
こうした事態を防ぐため、原子力発電所には複数の安全装置が設けられている。ここでは、その基本となる三つの仕組みを見ていこう。
軽水炉の三つの「命綱」
軽水炉には、事故の発生や拡大を防ぐためのさまざまな安全設備がある。その中でも基本となるのが、核分裂反応を止める制御棒、炉心を冷却する緊急炉心冷却装置、そしてそれらを動かす電力を確保する非常用電源だ。
1. 制御棒 ― 核分裂反応の停止
最初の命綱は「制御棒」だ。制御棒は中性子を吸収する素材でできており、炉心に挿入することで核分裂の連鎖反応を抑制する。
地震などの異常を検知すると、原子炉は自動的に緊急停止（スクラム）する。BWRでは制御棒を炉心の下部から挿入し、PWRでは上部から落下させる方式が採用されている。いずれも、短時間で核分裂反応を停止させる仕組みだ。
例えば、2007年の中越沖地震では、柏崎刈羽原子力発電所で強い地震動が観測されたが、運転中だった原子炉では制御棒が正常に挿入され、緊急停止に成功した。
ただし、制御棒によって核分裂反応を停止しても、原子炉の安全が確保されたわけではない。核分裂が止まった後も、核燃料からは崩壊熱が発生し続けるからだ。したがって、原子炉を停止した後も、燃料を冷却し続けなければならない。
2. 緊急炉心冷却装置（ECCS） ― 冷却水喪失への対応
2つ目の命綱は「緊急炉心冷却装置（ECCS）」だ。
原子炉や冷却配管が破損すると、冷却水が失われ、燃料棒が過熱する危険がある。これに対してECCSは、緊急時に炉心へ水を注入し、燃料の冷却を維持するための装置だ。
ECCSには、高圧注入系や低圧注入系など、複数の注水システムが設けられている。事故時の原子炉圧力や水位に応じて、それぞれの設備が作動する仕組みだ。
重要なのは、一つの設備が故障しても、別の設備によって機能を補えるように多重化されていることだ。
ただし、これらの装置を作動させるには電力が必要になる。外部からの電力供給が途絶えた場合にも、ECCSを動かせる電源を確保しなければならない。
3. 非常用ディーゼル発電機 ― ECCSの電源確保
3つ目の命綱が「非常用ディーゼル発電機」だ。
これは軽油を燃料とする大型の発電設備であり、送電線などからの外部電源が失われた場合に、ECCSをはじめとする重要な安全設備へ電力を供給する。
原子力発電所では、非常用発電機を複数台設置し、一台が故障しても電力を確保できるようにしている。例えば、2台の発電機がそれぞれ独立して作動し、故障も独立して発生するという単純な仮定を置けば、両方が同時に起動に失敗する確率は、それぞれの故障確率を掛け合わせた値になる。こうした考え方が、設備を多重化する基本的な理由だ。
ただし、実際の事故では、同じ原因によって複数の設備が同時に機能を失う「共通原因故障」が問題となる。例えば、津波によって複数の発電機や配電設備が同時に浸水すれば、台数を増やしただけでは安全性を確保できない。
福島第一原発は1970年代に運転を開始した初期型の原子炉であり、非常用電源の配置や浸水対策にも現在の基準とは異なる設計上の特徴があった。非常用発電機が複数設置されていても、津波によって電源設備や配電設備が同時に被害を受ければ、その多重化は十分に機能しない。
この問題が、2011年の東日本大震災で現実のものとなった。
耐震設計の限界と東日本大震災の衝撃
原子力発電所では、地震による損傷を防ぐため、重要な建物や設備に耐震設計が施されている。しかし、耐震設計は、あらゆる規模の地震に対して絶対的な安全を保証するものではない。
設計時に想定した地震動を超える揺れが発生すれば、設備や配管に損傷が生じ、安全機能が失われる可能性がある。さらに、地震そのものによる損傷だけでなく、津波や火災、長時間の停電など、複数の事象が重なることも考慮しなければならない。
中越沖地震（2007年）での教訓
2007年の中越沖地震では、柏崎刈羽原子力発電所で、設計時の想定を大きく上回る地震動が観測された。設備によっては設計時の想定を超える揺れを受けたものの、地震後の調査では、原子炉の安全機能に直結するような重大な損傷は確認されなかった。
この経験は、設計上の想定を超える地震動が観測されても、直ちに重大事故につながるとは限らないことを示す一例となった。
しかし、だからといって、設計想定を超えても安全だと結論づけることはできない。地震の規模や揺れの周期、設備の状態、損傷の発生箇所などによって結果は異なる。中越沖地震で重大事故に至らなかったことは、むしろ安全性を過剰に評価してしまい、地震のリスクを軽視するという誤りにつながったかもしれない。
東日本大震災 ― 想定を超えた地震と津波
2011年3月11日に発生した東日本大震災は、マグニチュード9.0という国内観測史上最大規模の地震だった。強い揺れに加え、広範囲にわたる巨大津波が発生し、東北地方の沿岸部に甚大な被害をもたらした。
福島第一原子力発電所でも、地震と津波によって安全システムが深刻な影響を受けた。
事故の経過を大まかに整理すると、次のようになる。
- 地震の発生により、運転中だった1〜3号機は自動停止した。
- 地震によって外部電源が失われ、非常用ディーゼル発電機が起動した。
- その後、津波が発電所を襲い、非常用発電機や配電設備などが浸水した。
- その結果、交流電源を中心に電力供給機能が失われ、冷却設備の多くが機能しなくなった。
- 炉心の冷却が十分にできなくなり、1〜3号機で炉心溶融が発生した。
つまり、事故の直接的な引き金となったのは、地震そのものによる原子炉の破壊というよりも、津波によって非常用電源や電気設備が機能を失い、冷却機能が維持できなくなったことだった。
システム異常と復旧の困難さ
福島第一原発事故をさらに深刻にしたのは、複数の設備が同時に機能を失い、原子炉の状態を正確に把握することさえ難しくなったことだ。
通常の事故であれば、計器によって原子炉の圧力や水位、温度などを確認し、マニュアルに沿って対応できる。しかし、全交流電源喪失などによって計測機器や制御設備まで機能を失えば、何が起きているのかを把握すること自体が困難になる。
現場では、限られた情報をもとに、通常の手順が想定していない事態への対応を迫られた。電源や注水手段の確保、原子炉の減圧など、いずれも時間との闘いだった。事故対応は極めて困難なものとなり、東京電力や政府、現場の作業員は、前例のない状況に直面することになった。
他の原発との対比
同じ東日本大震災に襲われた東北地方の原子力発電所でも、被害の状況は一様ではなかった。
- 女川原子力発電所（宮城県）：運転中だった1〜3号機は地震後に自動停止し、炉心の冷却を維持した。
- 福島第二原子力発電所：運転中だった1〜4号機は、津波によって冷却機能に深刻な影響を受けたものの、最終的に冷温停止に至った。
一方、福島第一原発では、津波によって外部電源に加え、非常用電源や配電設備の多くが機能を失い、深刻な電源喪失に陥った。1〜3号機では炉心冷却が十分に行えなくなり、炉心溶融に至ったのである。
この違いは、単に原子炉の形式や安全装置の数だけでは説明できない。津波の高さや浸水の状況、非常用電源の配置、配電設備の防水対策、冷却手段の多様性など、さまざまな条件が結果を左右した。
ここから分かるのは、安全装置を多重に設けるだけでは不十分だということだ。複数の設備が同じ原因によって同時に機能を失う事態まで想定しなければならない。
使用済み燃料プールのリスク
もう一つ、福島第一原発事故で注目されたのが、使用済み燃料プールの冷却機能の喪失だ。
使用済み燃料プールは、原子炉建屋内に設けられた水槽であり、使用済み核燃料を水中に保管して冷却する設備だ。使用済み燃料は、原子炉から取り出された後も放射性物質の崩壊によって熱を発し続ける。この熱を「崩壊熱」と呼び、十分な冷却を続けなければならない。
東日本大震災では、電源喪失などによってプールの冷却設備が停止し、水温の上昇や水位低下が懸念された。特に、燃料が水面から露出すれば、冷却能力が大きく低下し、燃料の損傷や放射性物質の放出につながる恐れがある。
福島第一原発事故では、原子炉の炉心だけでなく、使用済み燃料の保管設備についても、冷却機能を維持することの重要性が明らかになった。
軽水炉の安全性をどう考えるべきか
軽水炉は、核分裂反応を制御しながら大量の電力を生み出す高度な技術だ。制御棒、緊急炉心冷却装置、非常用電源など、事故を防ぐための安全設備も多重に設けられている。しかし、それらの設備が存在することと、あらゆる事故に対応できることは同じではない。
福島第一原発事故が示したのは、個々の安全装置の性能だけでなく、システム全体としての脆弱性を考える必要があるということだ。特に、地震と津波、電源喪失、冷却機能の停止といった複数の事象が連鎖したとき、個々の設備の安全性は意味を失いかねない。
原子力発電の安全性を考えるうえで重要なのは、通常の運転状態や、あらかじめ想定された事故への対策だけではない。想定を超える事態が起きたとき、どこまで安全機能を維持できるのかという問題である。
私たちは、原子炉という巨大な技術システムを完全に制御できると考えてよいのだろうか。安全対策を積み重ねることはできても、予測できない事態をすべて排除することはできない。原子力発電の利点を評価するのであれば、その技術が内包するリスクと、万一事故が起きた場合の影響についても、同じように正面から考える必要があるだろう。
参考
桜井淳『新版 原発のどこが危険か』朝日新聞出版 (2011)
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