◇12.15公開学習会以降に分かったこと！◇＜2019.1.19記＞

昨年末の12.15“少数精鋭”学習会では、１号機事故初期の運転操作問題や手順書問題について“オリジナル検証の集大成”を提示したつもりですが、その後の今年1.12「もっかい事故調　オープンセミナー」用資料を準備する過程で、さらにいくつかの新発見がありましたので、本稿でそれらを「追完」したいと思います。
まず、ＢＷＲ３（Ｆ１－１や敦賀１）特有の非常用復水器ＩＣが、その後のＢＷＲ４（Ｆ１－２～５や女川１～３等）で採用されなかった（代わりに隔離時冷却系ＲＣＩＣ）のは、ＢＷＲ３に追設された「高圧注水系ＨＰＣＩ」により‘安全性が向上’したとしてＢＷＲ４以降の原発が高出力化されたものの、それに見合う性能のＩＣの冷却タンク（Ｆ１－１で１００ｔタンク２基）は巨大化が必要で、それを原子炉建屋上層階に設置（水の重力落下を利用）すると、建屋の強度や耐震性などに大きな問題（不経済）が生じることから、小型のＲＣＩＣに“代替・駆逐”されたようでした。でも、ＲＣＩＣはサプレッションプールに熱を「一時的に移動」させるだけで、その後のプール除熱（や格納容器ベント）が不可欠ですが、ＩＣは熱を直接大気（最終ヒートシンク）に放出し原子炉水位も保持するという利点を有しており、最近は見直されているようです（でも、そのような“安全性が向上”した原発も、もちろん不要）。
次に、ＢＷＲ４が主流となった福島第一原発では、運転員の訓練用シミュレーターもＢＷＲ４対応だったため、ＩＣの操作訓練は全く実施されていなかったのに対し、敦賀１（２はＰＷＲ）ではＩＣを模擬したシミュレーターによる訓練が定期的に行われていたようです＜日本学術会議・分科会「事故事象の検討」p.61,2014.9.30＞。
ＩＣによる強力な冷却を恐れたような１号機運転員の手動停止に関しては、ＢＷＲでは圧力容器の急冷時は炉圧も急低下するため、急冷・高圧下で懸念される「加圧熱衝撃ＰＴＳは生じない」との見解が、同じＢＷＲである島根２の高経年化報告にありました＜中国電力「島根２　高経年化技術評価」資料1-10、2018.12.19＞。情報源は平成4年の論文ですので、それを東電が把握していれば（保安規定７７条３・４項で温度降下率遵守規定はスクラム時には適用外だったことも教育訓練していれば）、運転員は安心してＩＣによる冷却を継続したのではないでしょうか。
さらに、東電は2009年新潟県に、主蒸気逃がし安全弁ＳＲＶによる急速減圧で「スクラム後１．５時間で冷温停止可能」と説明しており＜新潟県・設備小委資料17-2-4、2009.3.27＞、そのような緊急時対処法を十分に周知徹底・教育訓練していれば、１号機でも自動起動したＩＣの継続作動で冷温停止させるような操作ができたはずです。
このように、調べれば調べるほど、ますます１号機での初期事故対応・運転操作の不適切性が明らかになってきており（２・３号機でも）、東電の運転操作・教育訓練・保安管理の責任を（それを容認・見逃してきた国の責任も）、キチンと問うべきだと思います。　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　＜了＞