The following is an extract from “Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants’ (NPP) Accident was Never Beyond Assumption― Vulnerability of Earthquake Resistance of NPP Core Structure Which is not Discussed” This article was in the magazine “Sekai” May 2011 and its author is Mr. TANAKA Mitsuhiko (born in 1943, former technical expert of nuclear reactor, participated in designing nuclear reactor pressure vessel of the Fukushima Daiichi NPP Unit 4)

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Accident to the Loss of Coolant
First of all, here is my conclusion and assumption. I think there was an accident to the loss of coolant immediately after the earthquake in the Fukushima Daiichi NPP Unit 1, shakes at the time of the earthquake (seismic motion) caused medium or large scale damages to certain pipelines. These damages triggered loss of coolant. This loss of coolant is most feared in nuclear power plants’ accidents but was never assumed from technical point of view and therefore was labeled “hypothetical accident”. My assumption is based on limited available data. These data strongly suggest that an accident to the loss of coolant occurred in Unit 1.
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An accident to the loss of coolant while nuclear reactor was in operation also occurred in the Three Mile Islands Nuclear Power Plant’s accident in the United States in 1979. This accident to the loss of coolant was a result of several consecutive human errors. Suppose an accident to the loss of coolant occurred in the Fukushima nuclear power plants this time, it means a very serious accident to the loss of coolant in the sense that what was never assumed from earthquake resistance point of view actually occurred. If this is the case, we cannot conclude that Fukushima Daiichi accident was due to natural phenomenon, namely big tsunami “beyond assumption”. And it will affect question on safety with regard to earthquake-resistance in all the nuclear power plants in Japan.
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The only available data, at the time of writing, which common people should depend on to learn series of events in Unit 1 right after the earthquake and which are consistent to some extent is in the “Report on the Accident dated 27th March”. [This report was released in a homepage by the Prime Minister’s Official Residence on 27th March: “ On the Heisei 23(2011) Accident of Fukushima Daiichi and Daini NPP (as of 23:00, 26th March)” and was later deleted from the homepage by the Prime Minister’s Official Residence.] This report includes a table of consecutive changes with regard to “nuclear reactor water level”, “nuclear reactor pressure”, “dry well pressure” (pressure in a containment of nuclear reactor pressure vessel) of all the six Units (Unit 1--6) of the Fukushima Daiichi NPP. However the most important data on the day of the earthquake (11th March) are not disclosed (I already requested its disclosure). Was there any trouble in operating Unit 1-- 3 after they stopped automatically? Did safety valves get stuck and were left open? I am concerned with such issues. If these problems did not take place, then drastic changes in nuclear reactor water level, nuclear reactor pressure, and dry well pressure in the Unit 1 before the hydrogen explosion in the afternoon of the 12th seem to be a typical “accident to the loss of coolant”.

Plummeted Nuclear Reactor Pressure and Skyrocketed Dry Well Pressure
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On that day three nuclear reactors 1-3 of the Fukushima Daiichi NPP in operation stopped immediately and automatically right after the earthquake (Unit4-6 were undergoing inspection, hence not in operation). That is to say, nuclear fission reaction stopped after control rods were inserted automatically to reactor cores because seismometer recorded earthquake shakes beyond a certain level. I would like to know in details how pressure and water level changed in nuclear reactor pressure vessels right after automatic stop. But as I mentioned before, data of 11th March are not shown in the “Report on the Accident dated 27th March” for some reason. In the same report, the recorded time of pressure and water level of the troubled Unit 1 reactor core first appears at 2:45 a.m. on 12th March, about 12 hours after the earthquake. What is surprising is that the pressure of the reactor core was about 0.800Mpa (about 8 atmospheric pressure), which is abnormally low. Pressure just before automatic stop must have been around 70 atmospheric pressure which is usual pressure in operation. This means the pressure plummeted from 70 atmospheric pressure to 8 atmospheric pressure in 12 hours! Such a tendency is not seen at all in Unit 2 and 3.
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Then how about water level? At 5:20 a.m. on 12th March the water level of the Unit 1 was 1300mm above the top of fuel rods. The whole fuel was under the water. But at 8:49 a.m. on the same day, the water level was below 400mm from the top of fuel rods. Alas, fuel rods were 40cm above the water level.
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Now I want to focus on the most important and suggestive data, namely dry well pressure. Nuclear reactor pressure vessel is in structure called containment which consists of 2 structures. One is a flask-shape dry well to store nuclear reactor pressure vessel.  Another is suppression pool (or wet well). <ellipsis> These two structures －dry well and suppression pool － are connected with 8 vent pipes.

There is only one reason for this gigantic containment to exist.  The containment is there to prevent coolant, which contains radioactive material, to spout out all at once from any damaged or fractured pipe connected to nuclear reactor vessel. In short, it is a gigantic protective wall for imaginary accident, i.e. accident to the loss of coolant. Nitrogen gas is sealed into containment to prevent explosion even if hydrogen gas gets inside, while nuclear reactor is in operation.  Moreover pressure is set a little below atmospheric pressure (about 1 atmospheric pressure).

Furthermore, design pressure and design temperature are set for containment.  These are estimated pressure and estimated temperature in containment if/when coolant spout all at once inside containment due to fractured thick pipe in recirculation line. The pressure is about 4 atmospheric pressure and the dry well temperature is around 170℃. Containment is designed structurally to hold against these pressure and temperature.

According to the “Report on the Accident dated 27th March”, at 2:45 a.m. on the 12th, dry well pressure of the Unit 1 was absolute pressure, including atmospheric pressure, which was 0.941Mpa(around 9.4 atmospheric pressure). Normally gauge pressure (after deducting atmospheric pressure, i.e. 1 atmospheric pressure) is applied in structure design. So if we deduct 1 to get gauge pressure, the answer is about 8.4 atmospheric pressure. This is indeed twice the structure pressure (about 4 atmospheric pressure), which I have just explained above! This is a very high pressure which can undoubtedly damage any gigantic containment anytime. Why did such a high pressure act upon the Unit 1 containment only after half a day since the earthquake occurred?
It is not so difficult to get a consistent answer logically. The answer is the following: Because a strong earthquake hit, some pipe connected to nuclear reactor pressure vessel was damaged (or ruptured). For example, this could be a pipe in recirculatation line of which soundness has been questioned at the time of earthquake. Then an accident to the loss of coolant occurred after a huge amount of coolant spout out continuously. Henceforth, pressure in containment shot up fast and reached twice the design pressure.

If pipes get damaged, pressure in nuclear reactor pressure vessel should drop in a short time. And if coolant spout out in bulk from those damaged pipes, the water level in the nuclear reactor pressure vessel should drop gradually. In fact, the data show accordingly. As I mentioned before, pressure in nuclear reactor pressure vessel dropped only to about 8 atmospheric pressure by 2:45a.m.on the 12th. The water level of coolant dropped to 400mm below the top of the fuel rods by 8:49 a.m. on the 12th and reached 1700mm(!!) below by 13:38 the same day. More than 40% of about 4 meter-long fuel rods were above this water level.

Worst of all, almost 2 hours later at 15:36, a big scale hydrogen explosion occurred on the top floor (usually called operation floor) of the Unit 1! This is an inevitable result.
If I may repeat, in the process of the foregoing reasoning, neither big tsunami nor loss of all the alternating current electric sources was mentioned. If big tsunami did not come, all the alternating current electric sources might not have been lost. Then extremely dangerous situation, i.e. hydrogen explosion, perhaps could have been avoided. But this does not mean that the accident itself to the loss of coolant could be avoided.
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Was there not a Problem Regarding Earthquake Resistance in Suppression Pool
It is perhaps an important question why the explosion in the Unit 2 occurred near the suppression pool. After all, it may be hydrogen which exploded. It was described as “there was a strange sound” in a press conference. It must have been a fuzzy and indistinct sound because the explosion was in the basement of the nuclear reactor building.

Hydrogen is naturally produced inside nuclear reactor pressure vessel. There, high temperature zircaloy (zirconium alloy) coated pipes reacted with steam to form hydrogen. Since hydrogen is light, it cannot go down to the basement by itself and stagnate there. But there is one route for hydrogen to go down to the basement. This is the route to let hydrogen leak from nuclear reactor pressure vessel via safety valves and pipes into suppression pool. If the suppression pool functions properly, hydrogen does not explode there because nitrogen is sealed in the suppression pool. Then, under what circumstances does hydrogen explode? One possibility I can think of is that hydrogen leaked from raptures and exploded. These raptures were in the structurally vulnerable parts in the suppression pool (e.g. expansion bellows, welded part of curved pipes) and were caused by the earthquake shocks.
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The following is an extract from “Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants’ Accident was Never Beyond Assumption― Vulnerability of Earthquake Resistance of Nuclear Power Plant’s Core Structure Which is not Discussed” This article was in the magazine “Sekai” May 2011 and its author is Mr. TANAKA Mitsuhiko (born in 1943, former technical expert of nuclear reactor, participated in designing nuclear reactor pressure vessel of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Unit 4)

田中三彦さん（1943年生まれ。元原子炉製造技術者。パブコック日立で福島第一原子力発電所4号機の原子炉圧力容器設計などに携わる。）が「世界」2011年5月号（岩波書店）で発表した『福島第一原発事故はけっして“想定外”ではない　議論されない原発中枢構造の耐震脆弱性』から冷却材喪失事故に関係する部分を抜粋。（※は捕捉追加）

＜前略＞

冷却材喪失事故
結論から記せば、地震発生直後、1号機では地震時の揺れ（地振動）によってなにがしかの配管に中規模の破損または大規模の破損が生じ、そのため原発事故ではもっとも恐れられている-----しかし技術的見地からは起こることは考えられていない、それゆえ「仮想事故」というラベル付けがなされている-----「冷却材喪失事故」が起きたのではないかと、私は思っている。それは、私がいま手にできる限られたデータからの推測ではあるが、それらのデータは1号機で冷却材喪失事故が起きたことを強く示唆している。
＜中略＞
運転中の原発の冷却材喪失事故は1979年の米国・スリーマイル島原発事故でも起きているが、この場合はヒューマンエラーがいくつか重なったことが冷却材喪失事故をもたらしたのに対して、もし今回福島原発でそれが起きたとすれば、耐震強度上起きるはずがないとされてきたものが実際に起きたという意味で、きわめて深刻な冷却材喪失事故ということになる。そして、もしそういうことであるなら、福島原発大事故は大津波という「想定外の」自然現象によってもたらされた例外的事故、とすることはできなくなり、問題が日本中の他の原発の耐震安全性の問題へと波及する。
＜中略＞
一般の人間が、地震直後、1号機においてどんな事態の推移があったかを知る上で頼るべき、ある程度一貫性をもったデータとなると、これを書いている時点では「3.27事故報告書」（※3月27日に首相官邸のホームページで公表された「平成23年（2011年）福島第一・第二原子力発電所事故について(平成23年3月26日23:00現在)」のこと。その後、首相官邸ホームページからは削除されている）しかない。この報告書には福島第一原発の全6機（1～6号機）の「原子炉水位」、「原子炉圧力」、「ドライウェル圧力」（※原子炉圧力容器を格納している部分の圧力）の時間的変化の一覧表が添付されている。しかし、最も重要な地震発生当日（3月11日）のデータが開示されていないので、1～3号機が自動停止したあとの運転操作に問題はなかったか、安全弁の開固着はなかったか、などいろいろ気になるが（現在データ開示要求中）、そうした問題がなかったとすれば、12日午後に水素爆発を起すまでの1号機の原子炉水位、原子炉圧力、ドライウェル圧力の急激な変化は、典型的な「冷却材喪失事故」のように見える。

急降下した原子炉圧力と急上昇したドライウェル圧力
＜中略＞
あの日、地震が起きてすぐ、運転中だった福島第一原子力発電所の3つの原発、1～3号機は即座に自動停止した（4～6号機は定期点検中で停止していた）。つまり、地震計がある値を超えた地震の揺れを観測したことで、炉心に制御棒が自動的に挿入され、核分裂反応が止まった。自動停止した直後の原子炉圧力容器の圧力と水位がどう変化したかを細かく知りたいところだが、前述のように、なぜか「3.27事故報告書」には肝心の11日のデータが示されていない。その報告書において、問題の1号機の炉心の圧力と水位のデータが最初に登場する日時は、地震から約12時間経過した12日午前2時45分だ。そして驚くべきは、そのときの炉心部の圧力が約0.800Mpa（約8気圧）と、異常なまでに低いことだ。自動停止直前の圧力は運転圧力の70気圧前後だったろうから、12時間で70気圧から8気圧まで下がったことになる！こうした傾向は2、3号機には全く見られない。
＜中略＞
では、水位はどうだろうか。12日午前5時20分、1号機の水位は燃料棒の最上端より1300ミリメートル「上」にあった。つまり、燃料全体が水中にあった。ところが、同日午前8時49分に、水位は燃料棒の最上端より400ミリメートル「下」にあった。なんと、燃料棒が水面から40センチも上に顔を出したのだ。
＜中略＞
つぎに、もっとも重要かつ示唆的なデータに目を向けてみたい。それは、「ドライウェル」の圧力である。
原子炉圧力容器は、「格納容器」という構造物の中に格納されている。その格納容器は大きく2つの構造からなる。一つは、原子炉圧力容器を文字どおり格納しているフラスコ状の「ドライウェル」、もう一つは「圧力抑制室」（サプレッションプール、あるいはウェットウェルとも言う）＜中略＞この2つの構造-----ドライウェルと圧力抑制室-----は、合計8本のベント管で連結されている。
この巨大な格納容器の存在理由はただ一つしかない。原子炉圧力容器に出入している配管のいずれかが破損や破断するなどして、放射性物質を含む冷却材がその損傷箇所から一気に外界に噴出しないよう、ただそれはある。要するに、冷却材損失事故という仮想事故のための巨大な防護壁である。内部に水素ガスが入り込んできても爆発しないように、原発の運転中、格納容器内には窒素ガスが封入されている。また圧力は大気圧（約1気圧）よりほんの少し低く設定されている。
一方、格納容器には、「設計圧力」と「設計温度」というものもある。これは、再循環系の太い配管破断して冷却材が格納容器内に一気に噴出した場合の、格納容器にかかる推定圧力と推定温度だ。圧力は約4気圧、ドライウェル温度170℃前後である。格納容器は、これらの圧力、温度にもちこたえるように構造設計されている。
さて、「3.27事故報告書」によれば、12日午前2時45分、1号機のドライウェル圧力は大気圧を含めた「絶対圧」で0.941Mpa（約9.4気圧）だった。通常、構造設計においては大気圧（1気圧）を差し引いた「ゲージ圧」というものが使われているので、1を差し引いてゲージ圧に直すと、約8.4気圧になる。これは、すぐ前で説明した設計圧力（約4気圧）のじつに2倍の圧力である！巨大な格納容器がいつ破裂しても不思議ではない、ひじょうに高い圧力だ。地震発生からわずか半日、なぜ1号機の格納容器にはそんな高い圧力がかかっていたのか？
理論的に矛盾しない答えを見いだすのはそう難しくない。強い地震にさらされたために、原子炉圧力容器を出入している管のうちいずれかが-----たとえば、かねがね地震時の健全性が問題にされてきた再循環系配管が-----破損（または破断）し、そこから冷却材が大量かつ継続的に噴出する冷却材喪失事故が起こり、そのために格納容器の圧力がどんどん上昇し、設計圧力の2倍まで達した、というのがその答えである。
配管が破損すれば原子炉圧力容器の圧力は短時間のうちにかなり降下するはずだし、その破損箇所から冷却材が大量に噴出すれば、原子炉圧力容器内の水位は次第に下がっていくはずだ。事実、データがそれを物語っている。すでに述べたように、12日午前2時45分までには、原子炉圧力容器の圧力はわずか約8気圧まで下降していたし、冷却材水位は、12日午前8時49分に燃料棒の最上端より400ミリメートル「下」まで落ち、同日13時38分にはなんと1700ミリメートル下まで達していた。約4メートルの燃料棒のうち4割以上が、水面から顔を出してしたのだ。
そして最悪なことに、それからほぼ2時間後の15時36分、1号機の最上階（普通、オペレーションフロアと呼ばれている）で、大規模な水素爆発が起きた！必然的な結果である。
繰り返せば、以上の推論過程には大津波も全交流電源喪失も一度も登場しない。大津波がこなければ全交流電源喪失もなかったかもしれないから、水素爆発というきわめて危険な事態を回避することは、あるいはできたかもしれない。しかし、冷却材喪失事故そのものを回避できたわけではない。
＜途中省略＞

圧力抑制室の耐震性に問題はなかったか
2号機の爆発がなぜ圧力抑制室の近傍で起きたのかは、たぶん重要な問題だ。爆発したのはやはり水素だろう。記者会見などでは“異音がした”と表現されているが、原子炉建屋の地下部分での爆発だから、何かこもった音に聞こえたにちがいない。
水素の発生場所は、当然原子炉圧力容器の中だ。その中で、高温になったジルカロイ（※ジルコニューム合金）被覆管が水蒸気と反応して水素を発生させた。水素は軽いから、自然に地下に降りてきて、そこに溜まることは考えられない。しかし、水素が地下に降りてくるルートが一つだけある。それは原子炉圧力容器から逃がし安全弁と配管を経由して、圧力抑制室に入るルートである。圧力抑制室が正しく機能していれば、その中で水素が爆発することはない。なぜなら、圧力抑制室には窒素が封入されているからだ。ではどのような場合、水素爆発起きるだろうか。一つの可能性として、やはり圧力抑制室が激しい地震の揺れによって、圧力抑制室の構造的に脆弱な部位（たとえば、エクスパンション・ベローズやエビ胴の溶接部）に亀裂が入り、そこから水素が漏れ出して爆発したといことはなかっただろうか。