炉心溶融について 炉心溶融に至るまで 1 火 力 原子力 原子炉 ボイラ 石油 石炭 ガス等の燃焼 ウランの核分裂 蒸気 水 蒸気 水 給水ポンプ タービン 復水器 循環水ポンプ 燃料棒は運転を停止しても発熱し続ける 電気出力 1,100MWe 級原子力発電所の停止後熱出力 1 時間後約 1% 約

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1 原子炉の炉心溶融 日本原子力研究開発機構安全研究センター工藤保 平成 23 年 6 月 6 日日中科学技術交流協会講演会 東電福島事故と中国の原子力安全

2 炉心溶融について 炉心溶融に至るまで 1 火 力 原子力 原子炉 ボイラ 石油 石炭 ガス等の燃焼 ウランの核分裂 蒸気 水 蒸気 水 給水ポンプ タービン 復水器 循環水ポンプ 燃料棒は運転を停止しても発熱し続ける 電気出力 1,100MWe 級原子力発電所の停止後熱出力 1 時間後約 1% 約 35MW 1 日後約 0.5% 約 18MW 100 日後約 0.1% 約 4MW 変圧器 発電機 放水路へ冷却水 ( 海水 ) 原子力発電では 燃料棒内のウランの核分裂反応により発生する熱で水を蒸気に変え その蒸気によりタービンを回して発電している 燃料棒は 運転中に発生した熱や核分裂生成物の崩壊熱によりすぐには冷えない 冷却水を循環させて冷却し続ける必要がある 冷却水配管の破断 全交流電源喪失等 冷却に失敗 炉心溶融

3 シビアアクシデント時に想定される主な現象 2 停める 冷やす 閉じ込める 燃料からの FP 放出原子炉冷却系内移行格納容器内挙動 格納容器 炉容器 原子炉冷却系配管高温破損 炉心損傷 溶融炉心挙動 主な熱源 ( 崩壊熱 ) 冷却材 構造材との相互作用で機械的負荷 ( 衝撃力 ) や格納容 格納容器破損 器加圧 ( ガス発生 ) 環境への FP 放出 炉容器内炉心溶融進展溶融炉心冷却 冷却の可否と防護壁への影響が 重要 FP の移行挙動 高圧融体放出格納容器直接加熱 (DCH) 水素燃焼 / 爆燃 / 爆轟 炉容器破損 ガス エアロゾル等として移行 冷却系 格納容器内 環境への 放出時期 量 化学形が重要 ( ソースターム ) 溶融炉心 / 冷却材相互作用 (FCI)( 水蒸気爆発含む ) 炉容器外溶融炉心冷却 溶融炉心 / コンクリート相互作用 (MCCI) 防護壁の耐性 とくに格納容器は最後の障壁 破損モード 時期が重要

4 炉心構成材料に生じる高温での現象 温度 3120K 2960K 2245K 2170K 2030K 1888K 1720K 1600~ 1650K の融点 ZrO 2 の融点 α-zr(o) の融点共晶温度 α-zr(o)/ 共晶温度ジルカロイの融点溶融ジルカロイによる の溶解 Zr/BC 系の共晶温度 ステンレス鋼の融点インコネルの融点 炉心における高温での現象 2800K: ZrO 2 / の シビアアクシデント時 : 被覆管が酸化した場合 約 2800K に到達すると ZrO 2 と は共晶により溶ける 被覆管が酸化していない場合 の融点より約 1000K 低い温度で 溶融ジルカロイにより が溶ける K 1400K 1200~ 1250K 1100K K K Fe/B 系の共晶温度 / ジルカロイ反応による液相 U の形成 Ni/Zr 系や Fe/Zr 系の共晶温度 Ag-In-Cd 合金の融点 燃料被覆材温度冷却材温度 やジルカロイの融点よりずっと低い温度で 炉心構成材料である Ag-In-Cd 合金 ( 制御棒 ) や鉄などが溶ける 軽水炉燃料のふるまい より

5 炉心溶融の事例 4 原子力発電所は 安全に 止める 冷やす ことにより 閉じ込める 機能が失われないように作られている しかし 機器の故障 運転員の誤操作などが重なり 大事故に至り 炉心溶融を引き起こした例がある 止める の重大な失敗チェルノブイリ原子力発電所の事故 冷やす の重大な失敗スリーマイルアイランド原子力発電所の事故

6 チェルノブイリ原子力発電所の事故 (1986 年 4 月 ) 5 黒鉛減速軽水冷却沸騰水型炉 (RBMK) 減速材 : 黒鉛 特殊試験 *) : 冷却水ポンプの回転数低下 気泡の増加出力上昇出力暴走 実験遂行のため安全系切り 圧力管の爆発破裂 格納容器無し 黒鉛火災 放射性物質放出 *: 電源喪失した際のタービンの回転慣性エネルギーによる電源供給の評価

7 チェルノブイリ原子力発電所の炉心溶融 6 事故後の写真 事故後の状態図上部遮蔽盤は爆発により持ち上がって回転 落下し 垂直に対し 15 の角度で原子炉に引っかかっている 象の足 炉心は溶融してコンクリートや他の構造材とともに溶岩状になり 原子炉下部から垂直方向並びに水平方向へ流出し固化 原子炉下部から水平に東側方向に最大 50m 移動した溶融固化体の先端が 象の足

8 主給水ポンプ停止補助給水ポンプ自動起動二次冷却水循環せず原子炉停止出口弁全閉 (1) 水位計誤指示 (3) 原子炉圧力上昇加圧器逃がし弁開 固着 (2) ECCS 手動停止 (3) PWR 燃料交換用水タンク非常用炉心冷却装置 (ECCS) 廃液貯蔵タンク大気放出補助建屋加圧器逃し弁原子炉格納容器加圧器逃しタンク加圧器蒸気発生器原子炉容器一次冷却水ポンプ移送ポンプ圧力逃し装置蒸気タービン建屋発電機タービン主給水ポンプ復水器復水タンク補助給水ポンプ浄化装置 手動停止吹き出し閉じずバルブが閉っていた水位計の誤指示 G ECCS 起動冷却水流失炉心溶融スリーマイルアイランド原子力発電所の事故 (1979 年 3 月 ) 7 弁制御用空気系の故障

9 スリーマイルアイランド原子力発電所の炉心溶融 8 炉心の約 2/3 が 1 時間以上冷却水から露出し炉心の半分近くが溶融した このため 放射性ガスは放出されたが 原子炉圧力容器及び格納容器の閉じこめにより 放出量は限定的で周辺住民及び環境への影響は殆ど無かった 事故後の分析によって炉心は 2800K 以上の温度になったと考えられる

10 チェルノブイリ事故と TMI 事故で放出された FP 量の比較 9 チェルノブイリ TMI FP 元素 環境 圧力容器内 圧力容器を除く原子炉建屋内 環境 Xe, Kr 100% 51% 48% 1% I 15~20% 0~70% 30~100% 3x10-5 % Cs 10~13% 53% 47% 検出されず Ru 2.9% 99.5% 0.5% 検出されず Ce 2.3~2.8% 100% 0% 検出されず

11 核分裂生成物 (FP) の分類と性質 10 FP の半減期 <1 時間 I-134,136 核分裂収率 (%) <1 日 Sr-91, Zr-97, I-133,135, Ba-139 <10 日 Mo-99, Rh-105, I-131, Te-132, Xe-133, Ce-143 <1 月 Ba-140, Nd-147 U-235 の熱中性子による核分裂生成物の収率 ( 総計 200%) ( 放射性核種のみ ) 質量数 FPの揮発性による分類の例 希ガス : Kr, Xe 揮発性 FP: I, Cs, Rb 等 中揮発性 FP: Sr, Ba, Ru 等 難揮発性 FP: Rh, Zr, Nd 等 <1 年 Sr-89, Zr-95, Ru-103, Ce-141,144 <50 年 Kr-85, Sr-90, Cs-137 >50 年 Rb-87, Zr-93, Cs-135, Nd-144, Sm-147 安全上の重要度は 量 揮発性 放射線エネルギ 生物影響 半減期等による

12 炉心構成材料に生じる高温での現象 燃料の溶融に関連した事象 11 温度 3120K 2960K 2245K 2170K 2030K 1888K 1720K 1600~ 1650K の融点 ZrO 2 の融点 α-zr(o) の融点共晶温度 α-zr(o)/ 共晶温度ジルカロイの融点溶融ジルカロイによる の溶解 Zr/BC 系の共晶温度 ステンレス鋼の融点インコネルの融点 2800K: ZrO 2 / の H 2 上部では水素の多い雰囲気 Zr のまま Zr+2H 2 O ZrO 2 +2H K 1400K 1200~ 1250K 1100K Fe/B 系の共晶温度 / ジルカロイ反応による液相 U の形成 Ni/Zr 系や Fe/Zr 系の共晶温度 Ag-In-Cd 合金の融点 燃料棒 H 2 O 下部では水蒸気の多い雰囲気 Zr の酸化 K K 燃料被覆材温度冷却材温度 水蒸気

13 γ線検出器燃料が溶融した場合の放射性物質の放出 JAEAにおけるシビアアクシデント時の放射性物質放出実験装置の外観 燃料測定用 γ 線検出器 放射性物質の流れ 12 フィルタ ( ボックス内 ) 加熱炉 配管 キャリアガス タングステン管 タンタル板 タングステンるつぼ 照射済燃料 カーボン断熱材 不活性雰囲気の場合

14 セシウムの放出割合 [%] 被覆管の非酸化 酸化における燃料溶融温度の違い 雰囲気 : 水蒸気燃料 : 被覆管付最高温度 :2770 K 2300K 2770K 2000K 水素雰囲気中 ( 被覆管非酸化 ):2300Kで燃料が溶融溶融無しの場合の放出 水蒸気雰囲気中 ( 被覆管酸化 ): 溶融は 2500K から顕著 時間 [min] 燃料温度 [K] 13

15 酸化したジルカロイと の反応 K 2960K 2245K 2170K 2030K の融点 ZrO 2 の融点 2800K: ZrO 2 / の α-zr(o) の融点共晶温度 α-zr(o)/ 共晶温度ジルカロイの融点溶融ジルカロイによる の溶解 2mm Zr リッチ ( 被覆管 ) (U,Zr)O 2 (U,Zr)O 2 5mm ペレット 切断作業中に欠落 垂直 水平 るつぼ ペレットの 60 から 75% が溶融したと評価

16 溶融固化組織 燃料ペレットの組織及びセシウム放出速度の変化雰囲気 : ヘリウム泡状組織 ( 融点直下 ) 燃料 : ペレットのみ ( 被覆管なし ) 最高温度 :3123 K 15 放出率係数 [1/min] 1.E+00 1.E-01 50µm 燃料融点約 3120K K 2960K 2245K 2170K 2030K 温度 [K] 固体内拡散による放出 の融点 ZrO 2 の融点 Cs 1.E-02 放出速度増加 組織の軟化 1.E-03 液体からの放出 温度逆数 [ 10-4 /K] 放出率係数 : 単位時間あたりに放出される量をその時点で燃料内に残存している量で除した値 2800K: ZrO 2 / の α-zr(o) の融点共晶温度 α-zr(o)/ 共晶温度ジルカロイの融点溶融ジルカロイによる の溶解

17 16 最後に 止める 冷やす の失敗により炉心溶融が起こる可能性がある - チェルノブイリ原子力発電所 - スリーマイルアイランド原子力発電所 個別効果実験からは 以下のことが示された - 燃料の溶融は 被覆管が非酸化の場合はおよそ 2300K から ある程度酸化している場合はおよそ 2500K から増大 - 燃料ペレットのみの場合 の融点より低い温度から組織変化のためセシウムの放出速度が大きくなる