2013年11月22日16:50
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核能船“陆奥”号（MUTSU）
日本核能委员会在1961年公布的“核能长期使用计划”中指出：鉴于美国和苏联的核能船已经建成，日本要到1970年左右建成第一艘核能船，用来确立核能船建造技术和培训船员＊9。
＊9 当时，美国建成了“萨瓦纳号”（Savannah），苏联建成了“列宁号”。另外，西德也有建造核能船的计划。
据参考文献介绍，日本核能委员会于1963年7月确定了“首艘核能船开发基本计划”，并于1963年8月17日成立了原日本核能船开发事业团＊10。原日本核能船开发事业团于1976年4月提交了“反应堆建设许可申请书”。1976年11月获批，从1976年年底开始建设，1971年日本第一艘核能船建成＊11。由于以青森县的陆奥湾作为系泊港，因此该船被命名为“陆奥”号。
＊10 首艘核能船开发基本计划中写明了采用轻水冷却型反应堆以及使用目的（海洋观测和培训船员）。后来，使用目的改成了特殊货船。
＊11 船体由石川岛播磨重工业公司（现IHI）制造，反应堆由三菱核能工业公司建造。长130米×宽19米×深13.2米，总吨位8241.72吨，航速为16.5海里（30.6km/h）。配备了一个压水反应堆（反应堆热功率为36MW）和两个柜式蒸气发生器。反应堆安全壳的设计压力为12kg/cm2G。
由于当地渔民的反对，陆奥号未能在系泊港内进行提高功率的试验，而是在太平洋上进行的＊12。1974年9月1日，达到额定热功率的1.4％时，发生了意外的核泄漏。
＊12 提高功率的试验是在太平洋上尻屋崎以东约800公里的海上进行的。
后来调查发现，核泄漏发生在反应堆安全壳外上部的屏蔽体部位。原因是放射线一边散射一边透过屏蔽体狭小空间的streaming现象。1978年7月，陆奥号的新系泊港确定在长崎县佐世保市的佐世保港，并在这个海港实施了屏蔽体修复工程和安全总检查等（1982年6月完工）。修复后的1985年3月31日，原日本核能船开发事业团并入了日本核能研究所，后来在太平洋上提高功率的试验及性能试验都是由日本核能研究所实施的。
日本核能研究所的资料中记载，虽然陆奥号配备了具有潜在核辐射危险的反应堆，但其船体采用了跟普通客船、货船及油轮一样的船底结构。可能是参考了美国和苏联的先例，未采用防止触礁和撞船的双重构造，构造存在缺陷。另外，为了方便从反应堆安全壳外的上部更换燃料时拿开屏蔽体、揭开反应堆安全壳盖及揭开反应堆压力容器盖等，对遮蔽体的构造下了一番工夫。
估计设计者优先考虑了设置场所和目的做了最佳设计，但由于当时屏蔽实验和计算存在不确实性，反而事与愿违，导致了屏蔽缺陷。修复后，根据基于放射线传输计算代码的结果，增加了特别重的混凝土屏蔽体＊13。
＊13 计算代码采用了一维的“ANISN”、二维的“DOT-3.5”以及一维和二维的“PALLAS”等。
其实，原日本核能船开发事业团曾委托西屋公司对陆奥号的反应堆做过技术评估。西屋指出反应堆安全壳外上部的屏蔽做得不够，但原日本核能船开发事业团未作任何改进。
陆奥号的反应堆是采用1960年代中后期的技术设计的。虽然日本核能研究所用来做屏蔽研究等的JRR-4在1965年7月19日达到了额定热功率，但其研究成果并未充分反映到陆奥号的屏蔽设计中。日本当时刚开始着手屏蔽研究，研究人员的经验、技术及数据蓄积还有待提高。如果陆奥号的反应堆是在1970年代中期设计的，由于基于JRR-4的屏蔽研究已有进展，估计不会出现失误。
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| 图1：“文殊”号的系统构成 |
陆奥号核泄漏的原因不是反应堆的构造缺陷，而是由于周边技术——反应堆安全壳外上部屏蔽体的缺陷。原日本核能船开发事业团在成立大约3年后才着手设计工作，因此内部的经验和人才缺乏，只能依赖于原日本科学技术厅（现在的文部科学省）下属的研究机构和民营企业派遣者的知识和经验。在这种体制下，派遣者存在为原单位谋求利益、妨碍其他公司的行为以及派遣者之间相互扯皮等，阻碍事业的发展，很难进行管理和业务执行。核泄漏很可能不单纯是由技术缺陷造成的，还跟开发体制的缺陷有关。实际上，陆奥号的项目管理不当，开发费用花了最初预算的10倍，开发时间用了最初预算的几倍。
快速中子增殖反应堆原型堆“文殊”号
随着1967年10月2日原日本动力反应堆及核燃料开发事业团（PNC）成立，日本核能研究所绘制的快速中子增殖反应堆（FBR）实验堆“常阳”和新型转换堆（ATR）原型炉“普贤”号的概念图转给了PNC。PNC在反应堆厂商的协助下，进行详细设计，最终将这些反应堆建成并投入运行。
而快速中子增殖反应堆原型堆“文殊”号是以技术开发为目的，由PNC在反应堆厂商的协助下独立进行概念设计乃至详细设计，从而建成并投入运行的反应堆。图1是“文殊”号的系统图，图2是温度计的截面图。
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图2：温度计的截面图 未在温度计管粗度突变的部分设置R，因此在液体钠的流力振動所引起的覆变应力下破损，钠通过温度計内部从接头上部流出。 |
从时间顺序可以看出，“文殊”号的设计没有充分反映常阳的运行业绩。温度计是由石川岛播磨重工（现IHI）设计、由东京都大田区的街道工厂制造的。为避免应力集中而在段差位置设置R是行业常识，但该温度计却直接采用了跟管内钻头顶端角度平行的段差形状。没有发现这种低级设计失误证明街道工厂的熟练工人越来越少。而IHI的设计人员也没做实验。液体钠（Na）和水的流力特性非常相似，可以用水中实验来代替。但“文殊”号跟陆奥号一样，不是因反应堆本身的缺陷也是因周边技术的缺陷而失败的＊14。
＊14 “文殊”号是使用铀钸混合氧化物（MOX）燃料、用液体钠冷却的发电功率为28万千瓦的快中子增殖反应堆原型堆。详细设计和建设有东芝、日立、富士及三菱重工参与。“文殊”号于1984年下单，1985年10月开工建设，1984年4月5日达到临界。但是，在提高功率的试验过程中，1995年12月8日，由于安装在二次液体钠管道上的温度计的小小设计缺陷而折损，液体钠通过温度计的管子泄漏到系统外，引发了火灾。加上PNC的不作为，事故后不得不停运了10多年。
反应堆冷却系管道不管是一次系统还是二次系统都要具有很高的可靠性。从系统安全的角度来看，不仅管道，管道上安装的各种传感器也要跟管道具有同等的可靠性。但是，虽然管道的材质和结构在安全审查范围内，但传感器只在施工申请书中有提到，基本不经过审查。也就是说，“文殊”号的钠泄漏事故不仅是因为设计者的低级设计失误，还源于安全审查和施工申请书等制度缺陷。安全审查及申请书等的可靠性不是通过审查方的注意力来保证的，而是通过申请方的注意力和相互的信任关系来维持的。从安全角度来讲，这是极其脆弱的。
“文殊”号停运14年是PNC在发生事故时应对不力造成社会信用丧失的结果，也说明了日本科学技术厅项目管理不严。1990年代后半期，日本国内的技术开发项目有几项取得了成功，积累了经验和技术。尽管如此，拿不出重启的具体方案而浪费掉大量时间的责任是重大的。
PNC承担的日本国家项目
最后，再分析一下PNC这一组织存在的问题。PNC由于组织不稳固，成立30年就不得不解散了。PNC及其后来改组而成的核燃料循环开发机构（JNC）的口碑比日本核能研究所还差。但是，如果当初PNC没有成立，日本核能研究所很有可能变得跟PNC一样。
笔者认为PNC口碑差及项目失败的根本原因在于“参谋本部方式”这一体制，“动力堆开发恳谈会”于1966年5月尊重以电力公司为中心的产业界的意见，决定采用重视业务委托的“参谋本部方式”。这种参谋本部方式的确定过程如下。
“围绕新事业团的作用和性质也从很多角度，进行了充分认真地讨论，有时还举行非公开会议。即使日本核能研究所反对也要举国推进的该动力堆开发项目的核心——新法人应该定性为开发参谋本部？还是开发公社？还是包括设施和人员在内的机构？大家有很大的分歧。按照日本的惯例，一个新组织需要几年才能有效运转起来，而急于追赶发达国家的该项目以开发公社方案不合适为由排除了该方案，而确定了重视业务委托的参谋本部方式，不是将人才引进事业团而是要充分发挥各组织机构的实力。并且，为了按计划推进业务，PNC决定利用OR方法及RERT等科学管理方法灵活运营项目，还设立了项目管理部。”
但实际上，日本国家项目的预算通过PNC这一机构流到了核能产业界。这里的工作人员既是PNC的员工，又是反应堆厂家等民营企业派遣来的工程师，他们写完技术参数书之后，就委托原单位进行技术开发和产品制造。导致PNC的国产动力堆开发不能按计划进行，未能取得很大的成功。笔者认为失败的根本原因是采用重视业务委托的参谋本部方式，造成员工责任感稀薄。
ATR“普贤”号于PNC成立后的1967年底订货，于3年后的1970年12月开工建设，1978年3月20日达到了临界。后来也没有发生严重的事故和故障，一直顺利运行。因此，日本电源开发公司准备在青森县大间町建设新型转换堆实证堆，但日本电气事业联合会（电事联）以新型转换堆的经济效益为由决定取消项目。实证堆项目于1995年被取消。PNC接到日本科学技术厅的行政命令，在“普贤”号的设计寿命——30年内停止了运行。
一般，反应堆是按照实验堆、原型堆、实证堆、商业堆的顺序来开发＊15。但是，只有“普贤”号是从原型堆开始开发的。因为像“普贤”号这样的压力管式重水减速型沸腾轻水冷却堆在英国已有SGHWR这个先例＊16。实际上，日本核能研究所在概念设计的最后阶段曾请做过SGHWR详细设计的企业做技术指导。
＊15 实验堆的目的是验证技术的可行性和安全，原型堆的目的是验证大型技术系统的可行性和安全，实证堆的目的是验证商业规模下的安全性和经济效益。
＊16 SGHWR的发电功率为10.2千瓦，1963年订货时尚在建设中。
“普贤”号能够使用天然铀、微浓缩铀及铀钸混合氧化物（MOX）燃料，不仅为核燃料利用的多样性开辟了道路，还适合推进核不扩散政策。因此，从反应堆系统的构成和安全性来看，也是世界上比较出色的技术。但是，其被轻水反应堆的安全性和经济效益逐渐被世人所了解的时代背景所捉弄，被日本电事连以经济效益为由而放弃。这是日本没有长期培育国产动力堆的开发姿势的一种表现。
另一方面，“文殊”号因前面提到的液体钠泄漏和火灾事故以及后来的应对不力，未能运行到2009年春季。后来还发现了很多故障，至今也没有实现额定功率运行。事故过去大约17年后仍不能实现额定功率运行的核能行政和开发体制需要进行根本性改革。
FBR的开发因日本没有技术和经验，是从实验堆常阳开始的。1970年12月开工建设，1977年6月达到临界。常阳的概念设计是由日本核能研究所做的，在PNC成立后将项目转给了PNC。世界上的FBR实验堆和原型堆发生了很多事故和故障，但常阳一直没有发生严重的问题和事故或故障。估计是因为日本核能研究所的概念设计做得好。
PNC从概念设计开始就独立运作的“文殊”号是在常阳达到临界之后大约7年后才订货的。但是常阳的技术积累并未充分运用在“普贤”号的设计和品质管理上。发生重大事故及后来停运17年不过是PNC体制问题的表现。明显暴露出了参谋本部方式的缺点。（作者：樱井淳，日经能源环境网 供稿）
