原発リスク評価の虚構

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九産大物理教室セミナーでのトーク

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原発リスク評価の虚構

  1. 1. の虚構
  2. 2. 格納不能事故  確率 10E-6 /基・年 (given)  同年に4基に起きる確率 10E-24  同日に4基に起きる確率 << 10E-24もうだれも信用していないのかもしれない。だけど
  3. 3.  この「科学的手法」の性格と利用のされ 方を科学技術論・科学技術史の視点を もって振り返ることは、われわれの義務 ではなかろうか。 この手法は工学分野だけでなく金融(工学)など多くの 分野にも使われている。
  4. 4. 1975~1978
  5. 5. • Rasmussen, et al. (1975-10). "Reactor safety study. Anassessment of accident risks in U. S. commercial nuclear powerplants. Executive Summary." WASH-1400 (NUREG-75/014).http://www.osti.gov/energycitations/product.biblio.jsp?query_id=6&page=0&osti_id=7134131. Retrieved 2009-10-31.• Harold Lewis (1978).Risk Assessment Review Group Report tothe U. S. Nuclear Regulatory Commissionhttp://www.osti.gov/bridge/servlets/purl/6489792-nii8Km/6489792.pdf
  6. 6.  The report concluded that the risks to the individual posed by nuclear power stations were acceptably small, compared with other tolerable risks. Specifically, the report concluded, using the methods and resources and knowledge available at the time, that the probability of a complete core meltdown is about 1 in 20,000 per reactor per year.
  7. 7.  WASH-1400は、Fault-tree/event-tree を用 いた分析方法を、原子炉という非常に複 雑なシステムに適用しようとした誠実な 努力である。
  8. 8.  確率計算に多数のソースを見出した。There are many sources of both conservatism and nonconvatism in WASH-1400 … 確率評価の 相対的な大きさが正しいかどうか判断する方法を持たない。たとえ ば  事故時の人間の適応力は定量化できない。 conservatism  共通原因による失敗(Common cause failure)の扱い方が 不適当である。 nonconvatism
  9. 9. Extremely rare event –core melt- in a system of great complexity. (not simple as coin)No direct experimental data!Break down into its components sub-system, and probabilities of failure are generated for these. Assumption: the independence of events and sub-systems. The common cause failure are treated separately.
  10. 10. 1. 相乗平均を使っている。2. 主観的確率を使っている。Treeの各step の確率についての誰かの意見を採用。 System全体への意見はない。(責任の所在 は?)3. モデルへの依存。(例:バルブの故障確率は火災 発生から指数関数で時間的に減尐する)4. 誤差の伝搬を考慮していなかったりす る。
  11. 11.  コア・メルトの確率の評価が適当かどうかは述べ られないが、誤差の幅が過小評価であるのは確か である。 評価に制約があったとしても、結果が適切に述べ られるならばこの方法は役に立つ。 Executive Summaryは内容を正しく反映してな い。内容をピアレビューするのが極めて困難。3000頁。間違っ た使われ方をす提示をすべきではない。(評価の 前提の明示)
  12. 12.  WASH-1400が地震による炉心溶融リスクが小さいとするのは、原発の立地 場所で深刻な地震の起こる確率が小さいこと、地震のストレスで原発事故 の起こる確率が小さいと評価できることのためだという。後者については 原発の設計と建設の段階で地震からのダメージが避けられるようつくられ ているのだという。 地震の震源メカニズムとスペクトルが十分わかっていないのだから地震の 危険についてもっと重視すべきである。とくに大地震を直近の断層におけ る点震源と仮定しているのは明らかな間違いである。大地震では断層の長 い線上でエネルギーが解放される場合があることはよく知られている。こ れらについて研究が必要である。
  13. 13.  第3節 確率論的手法による安全評価研究 1 シビアアクシデントに関する研究の動向 2 確率論的安全評価(PSA) 「WASH-1400は昭和50年10月に最終報告書となったが,多くの 批判に応えるため,米国原子力規制委員会(NRC)はWASH-1400を 正しく理解する上での問題点などについてこれを再評価し, 「ルイス報告」として昭和53年に発表した。 そこでは,WASH-1400の評価手法の骨格を認めた上,PSAの数量 的評価の絶対値については不確定要素が多いが,事故の相対 的評価に大きな意義があるとした」 ⇐ 批判内容の欠落 http://www.nsc.go.jp/hakusyo/H2/2-1-3.htm
  14. 14.  研究(WASH-1400)の結論は、原子力発電所のリスクは相対的に 小さいというものであった。 原子炉事故の影響は、非原子力事故の影響よりも大きくなく、多く の場合は極めて小さい。 原子炉事故の起こる可能性は、同規模の影響を引き起こす非原子力 事故の起こる可能性よりも極めて小さい。この研究で検討した非原 子力事故は、火災、爆発、化学毒物の放出、ダムの損壊、航空機墜 落、地震、ハリケーン及びトルネードであるが、原子力事故に比べ、その 発生の可能性は極めて低く、その影響は同程度か又はそれより大きい。(意味不明)
  15. 15.  1978 年9 月にルイスグループの報告(通称「ルイス報告」) が出され、その中ではWASH-1400の問題点を指摘しつつも、 フォールトツリー/イベントツリー解析手法は有効であり、 PRA 手法の利用を推奨したものであった。しかし、ルイス報 告を受けたNRC は、WASH-1400 への支持を撤回するとした NRC 声明((1979 年1 月)を公表したため、PRA 手法は有用 ではないという誤解を公衆に与え、PRA 技術の開発と利用拡 大の動きは一時後退することになった。
  16. 16.  この研究の結論は極めて衝撃的なものであっ た。まず、原子力発電所のような巨大で複雑なプ ラントのリスクを、解析的・定量的に評価するな どは、到底不可能であると当時までは思われてい たのであるが、技術的にはいくつかの問題点は あったものの、とにかく可能であることを実際に 示したのである。 「放射線教育」Vol.9,No.1,p75- 82,2005,http://www.enup2.jp/newpage41.html
  17. 17.  WASH-1400は、このような「信仰」とも言うべき安全像を、 根底から覆すものだったのである。 軽水炉プラントの設計の範囲を超えた事故が起こる確率は、 当時まで何となく信じられていたよりも2桁程度は高い。 小破断LOCAやその他のトランジエントの方が大破断LOCAよ りもスクへの寄与が大きい。 設計の範囲を超えて起こる事故の結果は千差万別である。 人間の信頼性が極めて重要である。
  18. 18.  「設計の範囲を超える事故などは、純理論的、思弁的産物で、実際には起 こり得ないとして、これまでの安全像にこだわり続ける人も沢山いた。当 時のNRCもそうで、1978年3月には、WASH-1400のいくつかの技術的問題 点を理由として、確率論的安全評価に対して極めて否定的な政策声明を発 表した。」 このような混乱に終止符を打たせたのが、この政策声明の1年後に発生した TMI事故であった。 設計の範囲を超えたシビアアクシデントが現実に発生した。 この事故は小破断LOCAの一種あるいは給水喪失と見ることができ、大破 断よりもスクへの寄与が大きいというWASH-1400の結論の通りになった。
  19. 19.  「設計の範囲を超える事故などは、純理論的、思弁的産物で、実際には起 こり得ないとして、これまでの安全像にこだわり続ける人も沢山いた。当 時のNRCもそうで、1978年3月には、WASH-1400のいくつかの技術的問題 点を理由として、確率論的安全評価に対して極めて否定的な政策声明を発 表した。」 このような混乱に終止符を打たせたのが、この政策声明の1年後に発生し たTMI事故であった。 設計の範囲を超えたシビアアクシデントが現実に発生した。 この事故は小破断LOCAの一種あるいは給水喪失と見ることができ、大破 断より小破断LOCAのほうがリスクが大きいというWASH-1400の結論の通 りになった。
  20. 20.  APSの組織する科学者グループが、死者数の評価が事故発生から24時間に限っている ことを批判。 関連する科学者組合が批判レポートを発表。 エネルギー環境下院分科会が専門家のヒアリングを実施。NRCはレビューグループを つくって検証することを決定。 1978年Lewis Committeeは、WASH-1400は過酷事故の確率の不確実さが過小に見積も られていると結論。 NRCはLewis Committeeの結論を受け入れる政策文書を公表し executive summaryの支 持を撤回することを発表した。 In 1979, The NRC was forced to issue a policy statement in which it accepted numerous criticisms of WASH-1400 raised by the Lewis Committee, and it withdrew any endorsement of the executive summary. http://en.wikipedia.org/wiki/WASH-1400
  21. 21. 原子力安全機構 梶本光廣
  22. 22. 連載講座 軽水炉の確率論的安全評価(PSA)入門,日本原子力学 会,Vol.48,No.3(2006)  第3回 内的事象レベル1PSA  第4回 内的事象レベル1PSA 起因事象発生頻度,機器故障率,ヒューマン エラー  等のデータベース  第5回 内的事象レベル2PSA 梶本光廣(原子力安全機構) 第5回の記事からPSAの概略を紹介する。 第3回は複写が有料であり入手できていない。
  23. 23. 原子力安全・保安院は,2004年に,原子力安全基盤機構の技術支援で,電気事業者が実施した既設52基の確率論的安全評価の報告をレビューした。電気事業者が評価した日本の既設52基の炉心損傷頻度と格納容器破損頻度を第6 図にまとめて示す。横軸はそれぞれの原子炉施設の炉心損傷頻度を,縦軸はそれらに対応する格納容器破損頻度を示す。p.41
  24. 24. レベル1 炉心損傷頻度の評価レベル2 炉心損傷で放出される放射性物質の挙動の評価 (格納容器損傷の発生率) 起因事象 内的事象レベル3 公衆被爆量の評価 外的事象
  25. 25. (続き)同図からわかるとおり,日本の原子炉施設の炉心損傷頻度は10E-6/炉年よりも小さく,また,格納容器破損頻度は10E-7/炉年よりも小さい。これらは,欧米諸国のPSA と比べても小さい。
  26. 26. この図はどのくらい放射性物質を放出するか:ソースターム(PSA2評価の目標)
  27. 27. 平成20年(2008)8月
  28. 28. 起因事象レベル1PSA の評価項目である炉心損傷頻度は、「起因事象発生頻度」と「その起因事象が一旦発生した時に炉心損傷に至る確率(条件付炉心損傷確率)」の積で表される。起因事象としては、内的事象を対象とし、外部電源喪失を除く外的事象は評価対象外とする。 JNES におけるPSA 手法の標準化=停止時内的事象レベル1 PSA 手法=(別 冊1) 停止時内的事象レベル1 PSA 標準報告書=ドライ型4 ループPWR プラント = 平成20 年8 月 JNES におけるPSA 手法の標準化=停止時内的事象レベル1 PSA 手法=(別 冊2) 停止時内的事象レベル1 PSA 標準報告書=BWR 5 型プラント= 平成20 年8 月 独立行政法人 原子力安全基盤機構
  29. 29. 選定、分類した評価対象起因事象は、次の5 事象である。(1) RCS インベントリ(在庫)喪失事象(以下、「RHR2」という。)(2) RHR 1 トレン喪失事象(以下、「RHRT1」という。)(3) 接続システムLOCA 及び保修によるLOCA(以下、「J&K-LOCA」という。)(4) 外部電源喪失事象(以下、「LOSP」という。)(5) 反応度投入事象(以下、「RIA」という。) (引用注 上記の赤字項目は発生実績あり)起因事象についてその発生頻度を評価するにあたり、国内プラントについて平成16 年度(平成16 年3 月31 日時点のもの)までの運転炉年を算出した。国内プラントの運転炉年の合計はPWR プラントが470 炉年であり、BWRプラントが549 炉年である。国内プラントで発生実績のある起因事象であるRHRT1、LOSP 及びRIA については、その実績を使用した。発生実績のない起因事象であるRHR2 及びJ&K-LOCA については、1 回の発生を上限とする対数正規分布の平均値でもって発生頻度を算出する。
  30. 30.  事故原因を内的事象にもつPSAは運転実績が延び ることで機器の故障率などのデータは増える。 外的事象を確率論で扱うことができるか。PSAは 最初から原理的な困難を持っていた。 レア・イベントの確率論=検証困難 管理当局は地震・津波について「設計による絶対 安全」を主張。⇒ 「残余のリスク」
  31. 31. 2006年に日本政府の指針が変わった。「残余のリスクの評価」を事業者に求めることにした。しかし申請の義務にはしなかった。
  32. 32. 「原子力安全規制への「リスク情報」活用に係る検討の背景」原子力安全・保安院/原子力安全基盤機構 平成17年2月 ← 「残余のリスク」(設計を超えた地震)の評価を求める
  33. 33. 原子力安全基盤機構H22.10平成21年度 地震レベル2PSAの解析(BWR)H22.12平成21年度 地震に係る確率論的安全評価の改良=BWRの事故シーケンスの試解析
  34. 34. データなし
  35. 35. 地震ハザード評価の現状と課題3防災科学技術研究所
  36. 36. 平成18 年3 月28 日 原子力安全委員会安全目標専門部会本分科会では、発電炉の性能目標の定量的な指標値として、指標値1.CDF(炉心損傷頻度): 10E-4 /年程度指標値2.CFF(格納容器機能喪失頻度): 10E-5 /年程度を定義し、両方が同時に満足されることを発電炉に関する性能目標の適用の条件とする。 http://www.nsc.go.jp/senmon/shidai/kaiseki gijutu/kaisekigijutu21/ssiryo4.pdf
  37. 37. 日本原子力研究所 飛岡利明長期計画策定会議第2分科会へのレポート
  38. 38.  PSAにより原子力発電の定量的なリスク評価がなされつつある。 リスク評価の結果は、評価に含まれない事象があること、解析モデルに不確実さがあること等を考慮して解釈する必要があるが、エネルギー源選択や安全に関する議論の材料として利用し得る。 これまでのリスク評価結果は、原子力のリスクが他の身近なリスク要因と比較して極めて小さいことを示している。
  39. 39. 図2(改訂) 原子力発電所のリスクと身近なリスクとの比較 長期計画策定会議第2分科会 日本原子力研究所 飛岡利明
  40. 40. 原子力発電はどれくらい安全か原子力システム研究懇話会村主 進原子力システムニュースVol.15,No.4(2005.3)掲載
  41. 41.  わが国の原子力発電所では、深層防護による事故防止対策が万全 であり、また従業員の教育訓練も十分に行われているので、多量の 放射性物質を放出するような事故は起こるとは考えられない。 然しながらマスメディアのセンセーショナルにしようと編集され た記事、すなわち媒介された事実の報道によって、原子力発電は危 険なものであると考えている人も多い。 ここでは原子力発電がどれくらい安全かを正しく理解してもらう ために、原子力発電の事故のリスクを自動車事故のリスクと比較し て説明する。
  42. 42. 自動車事故は毎年発生しているが、炉心損傷事故は生涯の80年間に一度も起こらないと考えてよい。 原子力発電所敷地内に10基の原子力発電所があるとして、日本人の生涯の80年間にこの敷地内で炉心損傷事故を起こす頻度は、 1×10-7(/炉・年)×10(炉)×80(年)=8×10-5 となる。
  43. 43.  制御棒の2本以上の同時の落下について、「起きるとは, ちょっと私には思えま せん。どういうふうなことを考えるんですか。それに似たような事象があった ら, 教えてください。」(班目反対尋問109-112項) 「非 常用ディーゼルが2台動かなくても, 通常運転中だったら何も起きませ ん。ですから非常用ディーゼルが2台同時に壊れて, いろいろな問題が起こる ためには, そのほかにもあれも起こる, これも起こる,あれも起こる, これも起こ ると, 仮定の上に何個も重ねて, 初めて大事故に至るわけです。だからそういう ときに, 非常用ディーゼル2個の破断も考えましょう, こう考えましょうと言っ ていると, 設計ができなくなっちゃうんですよ。つまり何でもかんでも, これも 可能性ちょっとある, これはちょっと可能性がある, そういうものを全部組み合 わせていったら, ものなんて絶対造れません。だからどっかでは割り切るんで す。」
  44. 44.  「我々, ある意味では非常に謙虚です。こういう事態とこういう事態とこういう 事態の重ね合わせくらいは考えたほうがいいかなということについては, 聞く耳 を持っております。是非こういうことについては考えてほしい, それはなるほど 問題視したほうがいいということだったらば, 当然, 国の方でもそういうことに ついて審議を始めます。聞く耳を持たないという態度ではないんです。 ただ今みたいに抽象的に,あれも起こって, これも起こって, これも起こって, だ から地震だったら大変なことになるんだからという, 抽象的なことを言われた場 合には, お答えのしようがありません。」(第17回 班目反対尋問224~228 項) 2007年浜岡原発訴訟において、静岡県原子力アドバイザーで原子力工学が専門 の立場から班目春樹教授が証人として行った証言。 http://cnic.jp/modules/news/article.php?storyid=558
  45. 45. ○吉井分科員「崩壊熱が除去できなければ、これは炉心溶融であるとか水蒸気爆発であるとか水素爆発であるとか、要するに、どんな場合にもチェルノブイリに近いことを想定して対策をきちんきちんととらなければいけないと思うんです」○広瀬政府参考人「沸騰水型の場合には、原子炉停止時冷却系で原子炉の崩壊熱を除去いたします」(原子炉から出る水蒸気を用いて蒸気タービンで原子炉隔離時冷却ポンプを動かしサプレッションプールの水で冷却をする)「加圧水型原子炉の場合も、同様な形で補助給水系を稼働させて原子炉の 衆 議院予算委員会第七分科会 平成18年03月01日崩壊熱を除去できるというふうに考えております」 http://kokkai.ndl.go.jp/
  46. 46.  PSAは通常運転・計画停止時における事 故発生の確率を知るのに有用。 システム外部からの撹乱に関しては無 力。 PSAの適用限界を明示すべし。
  47. 47. 地震津波航空機激突戦争攻撃
  48. 48.  公的文書では触れない。 論文などでは今後の課題として簡単に触れ る。 政府・電力会社・御用専門家などは、結果が 条件付きであることを隠して、数字だけを独 り歩きさせ安全宣伝に利用している。
  49. 49.  地震PSAの導入は平成18年やっと始まったばか り。 平成23年に地震PSAに意味がないと明らかに なった。  PSAの根本的欠陥  地震ハザード評価の信頼度 津波・物体落下・攻撃に対しては手がつけられて いない。
  50. 50.  PSAは原発の安全性を総体的に議論する うえで有用な方法ではない。 PSAを原発の安全性の根拠に使った専門 家は研究者としての誠実性をもたない。 原発PSAは確率論をという科学的手法を 不正直に使ったエセ科学といえる。!!!?
  51. 51. •日本気象学会理事長 新野宏(3/18)http://wwwsoc.nii.ac.jp/msj/others/News/message_110318.pdf•気象研究所での論文差止め事件朝日新聞 長期連載「プロメテウスの罠」•日本原子力学会声明(7/7)http://www.aesj.or.jp/info/pressrelease/pr20110707.pdf•土木学会アエラ
  52. 52.  http://homepage1.nifty.com/koarashi/bird_ view/Genpatsu/index_genpatsu.htm
  53. 53.  原子力研究所:10E-4~10E-6 原子力機構・産業界:10E-6/10E-7 周辺公衆の死亡リスク:10E-7以下

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