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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けいざぶろうさだい
5 years ago
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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

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

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

酸化したジルカロイとの反応 14 3120K 2960K 2245K 2170K 2030K の融点 ZrO

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

E-01 50µm 燃料融点約 3120K 3200 3120K 2960K 2245K 2170K 2030K 温度 [K] 2800 2400 2200 2000 1800 固体内拡散による放出

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

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<4D F736F F F696E74202D E9E82CC945297BF82A982E782CC95FA8ECB90AB95A88EBF95FA8F6F205B8CDD8AB B83685D> シビアアクシデント時の燃料からの放射性物質放出工藤保日本原子力研究開発機構第二回溶融事故における核燃料関連の課題検討ワーキンググループ平成 23 年 11 月 4 日はじめに 1/3 1 原子炉 : 燃料中への放射性物質の蓄積 TMI-2 事故等多重防護しかしながら事故の防止事故影響の低減シビアアクシデント条件下におけるソースターム評価研究が多く行われる放射性物質燃料からの放射性物質の放出