核メルトダウン

原子炉メルトダウン（炉心溶融、炉心溶融事故、メルトダウンまたは部分的炉心溶融^[2]）は、過熱による炉心損傷につながる深刻な原子炉事故である。原子炉メルトダウンという用語は、国際原子力機関^[3]や米国原子力規制委員会^[4]によって正式に定義されていない。しかし、原子炉の炉心の事故による溶融を意味すると定義されており^[5]、一般的には炉心の完全または部分的な崩壊を指して使用されている。

炉心溶融事故は、原子炉で発生した熱が冷却システムで除去される熱を超え、少なくとも 1 つの核燃料要素が融点を超えた場合に発生します。これは、高温が原因ではない燃料要素の故障とは異なります。メルトダウンは、冷却材の喪失、冷却材圧力の喪失、または冷却材流量の低下によって発生する場合があり、また、原子炉が設計限界を超える出力レベルで運転される臨界逸脱の結果である場合もあります。

原子炉の燃料要素が溶け始めると、燃料被覆管が破損し、燃料要素内の核燃料（ウラン、プルトニウム、トリウムなど）と核分裂生成物（セシウム137、クリプトン85、ヨウ素131など）が冷却材に浸出する可能性があります。その後の破損により、これらの放射性同位元素が格納容器のさらに別の層を突破する可能性があります。炉心内の過熱蒸気と高温の金属は、燃料と冷却材の相互作用、水素爆発、または蒸気ハンマーにつながる可能性があり、いずれも格納容器の一部を破壊する可能性があります。メルトダウンは、放射性物質がすべての格納容器を突破して環境に漏れる（または放出される）可能性があるため、非常に深刻であると考えられています。その結果、放射性汚染と降下物が発生し、近くにいる人や動物が放射線中毒になる可能性があります。

原子力発電所は、原子核反応によって流体を加熱し、発電機を稼働させて電気を生み出します。その反応による熱が適切に除去されない場合、原子炉の炉心にある燃料集合体が溶ける可能性があります。原子炉が停止した後でも、燃料は崩壊熱を発生し続けるため、炉心損傷事故が発生する可能性があります。

炉心損傷事故は、原子炉炉心内の核燃料を十分に冷却できなくなることで発生します。原因は、圧力制御喪失事故、冷却材喪失事故 (LOCA)、制御不能な出力逸脱など、いくつかの要因のいずれかである可能性があります。制御システムの障害により、冷却喪失につながる一連の事象が発生する可能性があります。現代の多層防御の安全原則では、このような事故が発生しないように、常に複数の層の安全システムが存在することが保証されています。

格納容器は、放射能が環境に放出されるのを防ぐためのいくつかの安全対策のうちの最後のものです。多くの商用原子炉は、ハリケーン級の強風や激しい地震に耐えられる、厚さ1.2～2.4メートル（3.9～7.9フィート）のプレストレスト鋼鉄補強気密コンクリート構造物の中に収められています。

• 冷却材喪失事故では、冷却材（通常は脱イオン水、不活性ガス、NaK、または液体ナトリウム）の物理的な喪失、または冷却材の十分な流量を確保する手段の喪失のいずれかが発生します。一部の原子炉では、冷却材喪失事故と圧力制御喪失事故は密接に関連しています。加圧水型原子炉では、LOCA により、停止した冷却材の過熱、または冷却材の急速な喪失によるその後の圧力制御喪失事故により、炉心に「蒸気泡」が形成されることもあります。強制循環喪失事故では、ガス冷却原子炉の循環装置（通常はモーターまたは蒸気駆動タービン）が炉心内でガス冷却材を循環できず、この強制循環の喪失によって熱伝達が妨げられますが、原子炉が減圧されない限り、対流による自然循環によって燃料は冷たいままになります。^[6]
• 圧力制御喪失事故では、閉じ込められた冷却材の圧力が仕様を下回り、回復する手段がない。場合によっては、熱伝達効率が低下する（冷却材として不活性ガスを使用する場合）ほか、燃料集合体の周囲に蒸気の断熱「泡」が形成される（加圧水型原子炉の場合）。後者の場合、崩壊熱による「蒸気泡」の局所的な加熱により、「蒸気泡」を崩壊させるために必要な圧力が、原子炉が冷却されるまで原子炉の設計仕様を超える可能性がある（この事象は沸騰水型原子炉では発生しにくい。沸騰水型原子炉では、炉心の圧力を意図的に下げて緊急炉心冷却システムを作動させることができるため）。減圧障害が発生すると、ガス冷却型原子炉では炉心内のガス圧力が失われ、熱伝達効率が低下し、燃料の冷却が困難になる。ただし、少なくとも 1 つのガス循環装置が使用可能であれば、燃料は冷たいままである。^[6]

軽水炉の炉心が損傷を受ける前に、次の 2 つの前兆事象がすでに発生している必要があります。

• 炉心内の熱除去の失敗 (冷却の喪失) につながる制限的な障害 (または一連の複合的な緊急事態)。水位が低いと炉心が露出し、加熱される可能性があります。
• 緊急炉心冷却システム(ECCS)の故障。ECCS は、原子力規制当局やプラント技術者が想定できる最大の障害 (設計基準事故) が発生した場合に炉心を急速に冷却して安全を確保するように設計されています。各原子炉には、少なくとも 2 つの ECCS のコピーが構築されています。ECCS の各部門 (コピー) は、単独で設計基準事故に対応できます。最新の原子炉には、ECCS の部門が 4 つあります。これが冗長性、つまり重複の原則です。少なくとも 1 つの ECCS 部門が機能している限り、炉心損傷は発生しません。ECCS の複数の部門のそれぞれには、複数の内部コンポーネント「トレイン」があります。したがって、ECCS 部門自体に内部冗長性があり、その内部のコンポーネントの故障に耐えることができます。

スリーマイル島事故は、炉心損傷を招いた一連の緊急事態の複合的な結果であった。この事故の原因は、計器の測定値が不正確または誤って解釈されたため、緊急事態中に運転員がECCSを停止するという誤った判断を下したことであった。この結果、数時間後に別の緊急事態が発生し、炉心被ばくと炉心損傷事故につながった。ECCSが機能していれば、被ばくと炉心損傷の両方を防ぐことができたはずである。福島事故の際も、緊急冷却システムは起動から数分後に手動で停止されていた。^[7]

このような限界断層が発生し、すべてのECCS部門が完全に機能しなくなった場合、クアンらとハスキンらはともに、限界断層の開始（冷却の喪失）から溶融コリウムが格納容器に漏れ出す可能性（いわゆる「完全メルトダウン」）までの間に6つの段階があると説明している。 ^{[8] [9]}

1. 炉心の露出– 過渡的、異常、緊急、または制限的な故障が発生した場合、LWR は自動的にSCRAM (すべての制御棒を即時かつ完全に挿入する SCRAM) し、ECCS を始動するように設計されています。これにより、原子炉の熱出力が大幅に低下します (ただし、完全に除去されるわけではありません)。これにより、燃料棒が冷却材で覆われなくなり、加熱が始まる時点として定義される炉心の露出が遅れます。クアンは次のように述べている。「緊急炉心冷却材注入を行わない小規模破断LOCAでは、破断開始後約1時間で炉心露出が始まるのが一般的です。原子炉冷却材ポンプが作動していない場合は、炉心上部が蒸気環境にさらされ、炉心の加熱が始まります。しかし、冷却材ポンプが作動している場合は、炉心は蒸気と水の2相混合物によって冷却され、2相混合物中のほぼすべての水が蒸発するまで燃料棒の加熱は遅れます。TMI-2事故は、炉心加熱を防ぐことができる2相混合物を供給するために、原子炉冷却材ポンプの運転を最大約2時間継続できることを示しました。」^[8]
2. 損傷前の加熱– 「炉心を通過する二相混合物がない場合、または水の沸騰を補うために炉心に水が追加されていない場合、蒸気環境中の燃料棒は0.3°C/s（0.5°F/s）から1°C/s（1.8°F/s）の速度で加熱されます（3）」^[8]
3. 燃料の膨張と破裂– 「30 分以内に、コアのピーク温度は 1,100 K (830 °C) に達します。この温度では、燃料棒のジルカロイ被覆が膨張して破裂する可能性があります。これがコア損傷の第一段階です。被覆の膨張により、コアの流路の大部分が塞がれ、冷却材の流れが制限される可能性があります。ただし、すべての燃料棒が同じ軸方向の位置で膨張するわけではないため、コアが完全に閉塞する可能性は低いです。この場合、十分な水を追加することでコアを冷却し、コア損傷の進行を止めることができます。」^[8]
4. 急速な酸化– 「炉心損傷の次の段階は、約 1,500 K (1,230 °C) から始まり、蒸気によるジルカロイの急速な酸化です。酸化プロセスでは、水素が生成され、大量の熱が放出されます。1,500 K (1,230 °C) を超えると、ジルカロイまたは蒸気の供給によって酸化速度が制限されない限り、酸化によるエネルギーが崩壊熱によるエネルギーを上回ります (4,5)。」^[8]
5. デブリベッドの形成– 「炉心の温度が約 1,700 K (1,430 °C) に達すると、溶融した制御物質 (1,6) が比較的温度が低い燃料棒の下部の間の空間に流れ込み、そこで固まります。1,700 K (1,430 °C) を超えると、酸化速度が速まるため、炉心温度は数分でジルカロイの融点 [2,150 K (1,880 °C)] まで上昇する可能性があります。酸化された被覆管が破損すると、溶融したジルカロイは溶解した UO ₂ (1,7) とともに下方に流れ、炉心のより冷たい下部領域で凍結します。以前の下方への流下によって固まった制御物質とともに、移動したジルカロイと UO _{2 は}、発達中の凝集性デブリベッドの下部地殻を形成します。」^[8]
6. (コリウム) 下部プレナムへの再配置– 「小規模破断LOCAのシナリオでは、炉心再配置時に容器の下部プレナムに水たまりがあるのが一般的です。溶融した炉心材料が水中に放出されると、常に大量の蒸気が発生します。溶融した炉心材料の流れが水中で急速に分解すると、水蒸気爆発の可能性もあります。再配置中、溶融材料内の酸化されていないジルコニウムも蒸気によって酸化され、その過程で水素が発生します。制御材料が炉心に残され、再配置された材料が下部プレナムのホウ素を含まない水中で分解すると、再臨界も懸念される可能性があります。」^[8]

ハスキンらは、コリウムが下部プレナムに移動する時点で、燃料冷却材相互作用（FCI）と呼ばれる事象が発生し、コリウムが原子炉圧力容器（RPV）の下部プレナムに移動する時に一次圧力境界に大きなストレスがかかったり、境界を破ったりする可能性があると述べています。^{[10]これは、RPVの下部プレナムに大量の水（原子炉}冷却 材）が含まれている可能性があり、一次システムが減圧されていないと仮定すると、水はおそらく液相であり、その結果密度が高く、コリウムよりもはるかに低い温度になるためです。コリウムは 2,200 ～ 3,200 K (1,930 ～ 2,930 °C) の温度で液体の金属セラミック共晶であるため、550 ～ 600 K (277 ～ 327 °C) で液体の水に落ちると、極めて急速な蒸気の発生が起こり、突然の極端な過圧と、その結果として一次システムまたは原子炉圧力容器の重大な構造的破損を引き起こす可能性があります。^[10]現代のほとんどの研究では、物理的に不可能、または少なくとも極めてありそうにないとされていますが、ハスキンらは、極めて激しい FCI によってアルファモード破損と呼ばれるもの、つまり原子炉圧力容器自体の重大な破損が発生し、続いて原子炉圧力容器の上部プレナムがミサイルのように格納容器の内側に飛び出し、格納容器が破損して炉心の核分裂生成物が外部環境に放出される可能性がわずかに存在すると述べています。ただし、実質的な崩壊は起こりません。^[11]

アメリカ原子力学会はTMI-2の事故について、燃料の約3分の1が溶融したにもかかわらず、原子炉容器自体は健全性を維持し、損傷した燃料を封じ込めていたとコメントしている。^[12]

コリウムによって主要な圧力境界が破られる可能性があるのは、いくつかの理由があります。

• 水蒸気爆発

前述のように、FCI は過圧イベントを引き起こし、RPV の破損、ひいては一次圧力境界の破損につながる可能性があります。Haskinらは、蒸気爆発が発生した場合、アルファ モードでは上部プレナムの噴出よりも下部プレナムの破損の方がはるかに可能性が高いと報告しています。下部プレナムの破損の場合、さまざまな温度の破片が炉心下の空洞に飛び出すことが予想されます。格納容器は過圧にさらされる可能性がありますが、これによって格納容器が破損する可能性は低いです。アルファ モードの破損は、前述の結果につながります。

• 加圧溶融排出（PME）

特に加圧水型原子炉では、コリウムが下部プレナムに移動した後も一次ループが加圧されたままになる可能性がかなりあります。そのため、溶融コリウムが RPV の下部プレナムに与える重量応力に加えて、RPV に圧力応力が発生します。溶融コリウムの熱により RPV の金属が十分に弱くなると、液体コリウムが圧力を受けて RPV の底部から加圧流となって、同伴ガスとともに排出される可能性があります。このコリウム排出モードは、直接格納容器加熱 (DCH) につながる可能性があります。

ハスキンらは、格納容器が確実に破壊される可能性がある 6 つのモードを特定していますが、これらのモードの一部は炉心溶融事故には適用できません。

1. 過圧
2. 動圧（衝撃波）
3. 内部ミサイル
4. 外部ミサイル（炉心溶融事故には適用されない）
5. メルトスルー
6. バイパス

溶融した炉心が圧力容器を貫通した場合、その後何が起こるかについてはさまざまな理論や推測があります。

現代のロシアの原子力発電所では、格納容器の底に「炉心捕捉装置」が設置されている。溶融した炉心は「犠牲金属」の厚い層に衝突し、溶融して炉心を希釈し、熱伝導率を高め、最終的に希釈された炉心は床を循環する水によって冷却される。しかし、この装置の本格的なテストはこれまで一度も行われていない。^[13]

西側の原子力発電所には気密性の高い格納容器があります。格納容器内の放射線量は高いレベルですが、外部の放射線量は低くなります。格納容器は、圧力解放弁とフィルターによって、放射性核種を放出することなく圧力を規則的に解放するように設計されています。また、ガス爆発を防ぐために、水素/酸素再結合装置も格納容器内に設置されています。

溶融イベントでは、RPV 上の 1 つのスポットまたは領域が他の領域よりも高温になり、最終的に溶融します。溶融すると、コリウムが原子炉の下の空洞に流れ込みます。空洞は乾燥状態を保つように設計されていますが、いくつかの NUREG クラスの文書では、燃料溶融イベントが発生した場合に空洞を水で満たすようにオペレーターに勧告しています。この水は蒸気になり、格納容器に圧力をかけます。自動水噴霧器が大量の水を蒸気環境に送り込み、圧力を低く保ちます。触媒再結合器は、水素と酸素を急速に水に戻します。コリウムが水に落ちることの 1 つの良い影響として議論されているのは、冷却されて固体状態に戻ることです。

格納容器内の広範囲にわたる散水システムと ECCS が再起動すると、オペレーターは格納容器内に水を散水して床面の炉心を冷却し、低温まで下げることができるようになります。

これらの手順は放射能の放出を防ぐことを目的としています。1979 年のスリーマイル島事故では、事故発生中ずっと発電所の敷地境界線に立っていた理論上の人物は、胸部 X 線と CT スキャンの中間の放射線量である約 2 ミリシーベルト (200 ミリレム) の放射線を浴びたことになります。これは、制御されていないシステムによるガス放出が原因でしたが、今日では放射性核種の放出を防ぐために活性炭と HEPA フィルターが取り付けられているはずです。

しかし、福島の事故では、この設計は失敗に終わった。福島第一原子力発電所の運転員が制御を維持しようと努力したにもかかわらず、1号機から3号機の原子炉の炉心が過熱し、核燃料が溶融し、3つの格納容器が破損した。原子炉圧力容器から水素が放出され、1号機、3号機、4号機の原子炉建屋内で爆発が起こり、構造物や設備が損傷し、人員が負傷した。放射性核種が発電所から大気中に放出され、陸地や海上に沈着した。海への直接放出もあった。^{[14] [15]}

コリウムの自然崩壊熱が最終的に対流と格納容器壁への伝導と平衡状態まで減少すると、水噴霧システムを停止し、原子炉を安全な保管場所に置くことができるほど冷却されます。格納容器は、敷地外の放射能を極めて限定的に放出し、圧力を解放することで密閉できます。核分裂生成物が崩壊するのにおそらく 10 年ほどかかった後、格納容器を再び開けて除染と解体を行うことができます。

別のシナリオでは、爆発の恐れのある水素が蓄積するが、格納容器内の受動的な自己触媒再結合器がこれを防ぐように設計されている。福島では、格納容器は不活性窒素で満たされており、水素の燃焼を防いでいた。しかし、水素は格納容器から原子炉建屋に漏れ、そこで空気と混ざって爆発した。 ^[15] 1979年のスリーマイル島事故では、圧力容器のドーム内に水素の泡が発生した。当初は水素が引火して圧力容器や格納容器建屋に損傷を与えるのではないかと懸念されていたが、すぐに酸素不足が燃焼や爆発を防ぐことがわかった。^[16]

1 つのシナリオは、原子炉圧力容器が突然破損し、コリウムの塊全体が水たまり (冷却材や減速材など) に落ちて、極めて急速な蒸気の発生を引き起こすというものです。破裂ディスクがストレスを緩和できない場合、格納容器内の圧力上昇により完全性が脅かされる可能性があります。露出した可燃性物質は燃える可能性がありますが、格納容器内に可燃性物質はほとんど、あるいはまったく存在しません。

1975 年のラスムッセン ( WASH-1400 ) 研究で「アルファ モード」故障と呼ばれた別の理論では、蒸気が原子炉圧力容器 (RPV) の頭部を吹き飛ばすほどの圧力を生み出す可能性があると主張しました。RPV 頭部が原子炉格納容器に衝突した場合、格納容器が危険にさらされる可能性があります。(WASH-1400 報告書は、より根拠のある^{[独自の研究? ]}新しい研究に置き換えられ、現在、原子力規制委員会はそれらをすべて否定し、包括的な最先端原子炉の影響分析[SOARCA] 研究を準備しています。NUREG -1150の免責事項を参照してください。)

1970年までに、原子炉の緊急冷却システムが冷却材喪失事故とそれに伴う燃料炉心のメルトダウンを防ぐ能力があるかどうか疑問視され、この問題は技術系および一般向けメディアで人気を博した。^[17] 1971年、論文「核配管に関する考察」で、マンハッタン計画の 元原子核物理学者 ラルフ・ラップは、格納容器構造物の燃え尽きとそれに続く放射性物質の大気および環境への漏出の可能性を「チャイナシンドローム」という言葉で表現した。この仮説は、WKエルゲン率いる原子核物理学者グループによる1967年の報告書に由来する。^{[18]溶融した原子炉の炉心が原子炉圧力容器と格納容器構造物を貫通し、}地下水面まで燃え尽きるのではないかと懸念する者もいる。^[19]

溶融した塊がどの程度まで構造物を溶かし通すことができるかは未だに判明していない（ただし、テストエリアノースのファクトシート^[20]に記載されている流体喪失試験炉では試験されている）。スリーマイル島の事故は、実際の溶融炉心に関する現実的な経験を提供した。制御棒やその他の原子炉内部構造物による溶融物の希釈により、6時間以上曝露された後でも炉心は原子炉圧力容器を溶かし通ることはなく、炉心損傷事故に対する多層防御の重要性を立証した。

他のタイプの原子炉は、LWR とは異なる機能と安全性プロファイルを備えています。これらの原子炉のいくつかの改良型は、本質的に安全である可能性があります。

カナダで発明された重水素ウラン設計のCANDU原子炉は、燃料/冷却材チャネルの周囲に少なくとも1つ、通常は2つの大きな低温低圧水タンクを備えるように設計されている。1つ目はバルク重水減速材（冷却材とは別のシステム）、2つ目は軽水で満たされたシールドタンク（またはカランドリア金庫）である。これらのバックアップヒートシンクは、そもそも燃料メルトダウンを防ぐのに十分であり（減速材ヒートシンクを使用）、減速材が最終的に沸騰した場合に炉心容器が破損するのを防ぐのにも十分である（シールドタンクヒートシンクを使用）。^[21]燃料溶融以外の故障モードは、メルトダウンではなく、カランドリアが非臨界構成に変形するなど、CANDUで発生する可能性が高い。すべてのCANDU原子炉は、標準的な西側諸国の格納容器内にも設置されている。

英国が建設した先進ガス冷却炉(AGR)と呼ばれる西側諸国の原子炉は、最も極端な状況を除いて、冷却喪失事故や炉心損傷に対してそれほど脆弱ではありません。比較的不活性な冷却材 (二酸化炭素) と、冷却材の大容量と高圧、および原子炉の比較的高い熱伝達効率のおかげで、限界故障が発生した場合の炉心損傷までの時間は数日です。冷却材の流れを何らかの方法で回復すれば、炉心損傷は発生しません。

最近、鉛や鉛ビスマスなどの重液体金属が原子炉冷却材として提案されている。^[22]燃料と重液体金属の密度が近いため、浮力による固有の受動的安全性自己除去フィードバック機構が開発され、一定の温度閾値に達して充填層が周囲の冷却材よりも軽くなったときに充填層を壁から遠ざけることで、容器の構造的完全性を危険にさらす可能性のある温度を防ぎ、許容される充填層の深さを制限することで再臨界の可能性も低減します。

原子炉の設計コンセプトの中には、メルトダウンに対する耐性と運転の安全性を重視しているものもあります。

PIUS (プロセス固有の究極的安全性) 設計は、1970 年代後半から 1980 年代前半にかけてスウェーデンで最初に考案されたもので、その設計により炉心損傷に耐性を持つ LWR です。これまでにユニットは製造されていません。

関心のあるエンジニアらによって提案された動力炉には、災害地域や軍事任務での発電用としてTRIGAのより大規模な移動式バージョンである展開式電気エネルギー原子炉や、小規模で遠隔地のコミュニティでの使用を目的とした小型発電所および熱源であるTRIGA発電システムなどがあり、これらは使用されるウランジルコニウム水素化物燃料によりTRIGAと同じ安全特性を備えています。

ウラン水素化物を減速材と燃料として使用する原子炉である水素減速自己制御型原子力発電モジュールは、化学的性質と安全性においてTRIGAに似ており、同様に極めて高い安全性と安定性を備えており、最近大きな注目を集めています。

液体フッ化トリウム原子炉は、トリウムとフッ素塩の共晶混合物として、炉心部が自然に溶融状態になるように設計されています。したがって、溶融した炉心部は、このタイプの原子炉の正常かつ安全な動作状態を反映しています。炉心が過熱すると、金属プラグが溶け、溶融塩の炉心部はタンクに排出され、非臨界構成で冷却されます。炉心部は液体であり、すでに溶融しているため、損傷を受けることはありません。

米国のインテグラル高速炉やロシアの BN-350、BN-600、BN-800などの先進的な液体金属原子炉は、いずれも熱容量が非常に高い冷却材である金属ナトリウムを使用している。そのため、SCRAMなしで冷却が失われても、またSCRAMなしでヒートシンクが失われても耐えることができ、本質的に安全であるとされている。

ソ連設計のRBMK原子炉（ボリショイ・モシュチ・カナリヌイ原子炉）は、ロシアと旧ソ連諸国にのみ存在し、現在はロシアを除くすべての国で閉鎖されているが、原子炉格納容器を持たず、本来的に不安定（危険な電力変動を起こしやすい）であり、西側諸国の安全基準から見て著しく不十分とされる緊急冷却システム（ECCS）を備えている。

RBMK緊急炉心冷却システムは1 つの区画のみで構成され、その区画内にはほとんど冗長性がありません。RBMK の大きな炉心は、より小さな西側 LWR 炉心よりもエネルギー密度が低いですが、冷却がより困難です。RBMK はグラファイトによって減速されます。高温で蒸気と酸素の両方が存在すると、グラファイトは合成ガスを形成し、水性ガスシフト反応により、結果として生じる水素が爆発的に燃焼します。酸素が熱いグラファイトに触れると、燃焼します。制御棒の先端には、中性子を減速させて連鎖反応を加速する材料であるグラファイトが取り付けられていました。水は冷却剤として使用されますが、減速材としては使用されません。水が沸騰すると冷却は失われますが、減速は継続します。これは正のボイド反応度係数と呼ばれます。

RBMK は危険な出力変動を起こす傾向があります。原子炉が突然加熱されて制御棒が動いてしまうと、制御棒が動かなくなってしまうことがあります。中性子を吸収する核分裂生成物であるキセノン 135 は炉心に蓄積し、低出力運転時に予期せず燃え尽きる傾向があります。これにより、中性子出力と熱出力の定格が不正確になる可能性があります。

RBMK には炉心上部に封じ込め装置がありません。燃料上部の唯一の実質的な固体バリアは、上部生物シールドと呼ばれる炉心上部で、これは制御棒が貫通し、運転中に燃料補給するためのアクセス穴があるコンクリート片です。RBMK の他の部分は、炉心自体よりもよくシールドされています。急速停止 ( SCRAM ) には 10 ～ 15 秒かかります。西側諸国の原子炉では 1 ～ 2.5 秒かかります。

西側諸国の援助により、運転員にリアルタイムの安全監視能力が備わった。これが緊急冷却の自動開始にまで及ぶかどうかは不明。西側諸国から安全性評価の訓練が提供され、ロシアの原子炉は RBMK にあった弱点に対応して進化してきた。それでも、多数の RBMK が今も稼働している。

炉心損傷が発生する前に冷却材喪失事象を阻止することは可能かもしれないが、炉心損傷事象が発生した場合には、おそらく放射性物質が大量に放出されることになるだろう。

リトアニアは2004年にEUに加盟した際、欧州の原子力安全基準に全く適合していないとみなされたイグナリナ原子力 発電所の2基のRBMKを段階的に廃止することを義務付けられた。同国は、ヴィサギナス原子力発電所のより安全な原子炉に置き換える計画を立てていた。

MKERは、RBMK の遠い後継機にあたる、ロシアが設計した最新のチャネル型原子炉であり、元の原子炉の利点を最大化し、重大な欠陥を修正するように設計されています。

MKER の設計には、信頼性が高く興味深い選択肢となる独自の特徴がいくつかあります。原子炉は燃料交換中もオンラインのままなので、メンテナンスのために停止することはまれで、稼働率は最大 97 ～ 99% です。減速材の設計により、燃焼率の高い低濃縮燃料を使用できます。中性子特性は民間用途向けに最適化されており、燃料の肥沃化とリサイクルに優れています。また、グラファイト減速により、軽水減速よりも優れた中性子特性が実現します。炉心の電力密度が低いため、熱調節が大幅に強化されます。

MKER の安全性は、部品の品質向上、高度なコンピュータ制御、包括的な受動型緊急炉心冷却システム、非常に強固な格納容器構造、負のボイド係数、高速作動の急速停止システムなど、さまざまな改良により欧米の第 3 世代原子炉に匹敵します。受動型緊急冷却システムは、モーター駆動ポンプに頼るのではなく、信頼性の高い自然現象を利用して炉心を冷却します。格納容器構造は、厳しいストレスと圧力に耐えられるように設計されています。冷却水チャネルのパイプが破損した場合、チャネルを給水から切り離して、全体的な故障を防ぐことができます。

MKER 設計の大幅に向上した安全性と独自の利点により、原子力開発のための完全燃料サイクル オプションを検討している国々における競争力が強化されます。

VVERは加圧型軽水炉で、RBMK よりもはるかに安定しており安全です。これは、減速材としてグラファイトではなく軽水を使用し、動作特性が十分に理解されており、反応性のボイド係数が負であるためです。さらに、一部の原子炉は限界以上の格納容器を備えて建造され、一部の原子炉は高品質の ECCS システムを備え、一部の原子炉は制御および計装の国際基準にアップグレードされています。現在の世代の VVER (VVER-1000 以降) は、計装、制御、および格納システムの西側諸国と同等のレベルに建造されています。

しかし、これらの前向きな進展にもかかわらず、特定の古いVVERモデル、特にVVER-440 V230は大きな懸念を引き起こしています。^[23]

VVER-440 V230 には格納容器建屋はなく、RPV の周囲に蒸気を閉じ込めることができる構造物のみがあります。これは厚さ 1～2 インチ (2.5～5.1 cm) 程度の薄い鋼鉄の塊で、西側諸国の基準からすると著しく不十分です。

• ECCS はありません。最大で 4 インチ (10 cm) のパイプ破損 1 回まで耐えることができます (設計にはこのサイズより大きいパイプが多数あります)。
• 蒸気発生器ループが 6 つあり、不必要な複雑さが加わります。
  • しかし、蒸気発生器ループの 1 つに障害が発生した場合、ループを分離できるようです。プラントは 1 つのループを分離した状態でも稼働し続けることができます。これは、西側諸国の原子炉ではほとんど見られない機能です。

圧力容器の内部は普通の合金鋼で、水にさらされています。原子炉が水にさらされると、錆びることがあります。VVER が西側諸国より優れている点の 1 つは、原子炉水浄化施設です。これは、RPV のゆっくりとした腐食によって生じる一次冷却ループ内の大量の錆を処理するために作られたものであることは間違いありません。このモデルは、プロセス制御システムが不十分であると考えられています。

ブルガリアは VVER-440 V230 モデルを多数保有していたが、EU 加盟時にそれらをバックフィットするのではなく停止し、代わりに新しい VVER-1000 モデルを製造している。ロシアや CIS を含む多くの非 EU 諸国は V230 モデルを維持している。これらの国の多くは、原子炉を完全に放棄するのではなく、ECCS を設置し、標準手順を開発し、適切な計装および制御システムを導入することを選択している。閉じ込めを格納容器に変えることはできないが、制限故障による炉心損傷のリスクは大幅に低減できる。

VVER-440 V213 モデルは、ソビエトの最初の原子力安全基準に従って建設されました。この原子炉は控えめな格納容器を備えており、ECCS システムは西側諸国の基準に完全に準拠しているわけではありませんが、かなり包括的です。旧ソビエト圏諸国で運用されている多くの VVER-440 V213 モデルは、完全に自動化された西側スタイルの計装および制御システムにアップグレードされており、事故防止の安全性は西側諸国のレベルまで向上していますが、事故封じ込めの安全性は西側諸国のプラントに比べると控えめなレベルです。これらの原子炉は、西側諸国の基準では「十分に安全」とみなされており、大幅な変更なしでも運転を継続できますが、ほとんどの所有者は、原子力安全を概ね同等のレベルに引き上げるために大幅な変更を行っています。

1970 年代、フィンランドは西側諸国の基準に従って、大容量の完全格納容器と世界クラスの計装、制御基準、および複数の冗長化および多様化コンポーネントを備えた ECCS を備えた 2 基の VVER-440 V213 モデルを建造しました。さらに、900 トンの氷凝縮器などの受動的な安全機能も搭載されており、安全性の面でこれら 2 基は世界で最も先進的な VVER-440 となっています。

VVER-1000 型は西側諸国の基準に照らして十分な西側式の格納容器を備えており、ECCS は西側諸国の基準に照らして十分であり、計装と制御は西側諸国の 1970 年代のレベルまで大幅に改善されています。

原子炉メルトダウンの影響は、原子炉に設計された安全機能によって異なります。現代の原子炉は、メルトダウンが起きにくくなるように、また、万が一起きた場合でもメルトダウンを封じ込められるように設計されています。

現代の原子炉では、部分的であろうと全体的であろうと、原子炉のメルトダウンは原子炉の格納容器内に閉じ込められるはずです。したがって、（他の大きな災害が発生しないと仮定すると）メルトダウンは原子炉自体に深刻な損傷を与え、構造全体を高放射性物質で汚染する可能性がありますが、メルトダウンだけでは、重大な放射能の放出や公衆への危険につながることはありません。^[24]

加圧水型原子炉は能動的な安全対策がない場合、原子炉メルトダウンを起こしやすいが、これは民生用原子炉の普遍的な特徴ではない。民生用原子炉の研究の多くは、すべての緊急システムが故障した場合でもメルトダウンを起こしにくい可能性のある受動的な原子炉安全機能を備えた設計に関するものである。たとえば、ペブルベッド原子炉は、無期限に冷却材が完全に失われても原子炉が過熱しないよう設計されている。ゼネラル・エレクトリック社の ESBWRとウェスティングハウス社の AP1000には、受動的に作動する安全システムがある。CANDU 原子炉には、燃料を囲む 2 つの低温低圧水システム (減速材とシールド タンク) があり、バックアップ ヒート シンクとして機能し、メルトダウンや炉心破損のシナリオを防止している。^[21]液体燃料原子炉は、燃料をタンクに排出することで停止することができます。これにより、さらなる核分裂が防止されるだけでなく、崩壊熱が静的に除去され、核分裂生成物（停止後の加熱源）が段階的に除去されます。理想的なのは、冗長安全システムや人間の介入ではなく、物理学によってフェイルセーフを実現する原子炉を持つことです。

高速増殖炉の設計によっては、核分裂性物質の量が多く、炉心内の中性子束が高いため、他のタイプの原子炉よりもメルトダウンを起こしやすい可能性がある。インテグラル高速炉モデル EBR II ^[25]などの他の原子炉設計は、メルトダウンが発生しないように明確に設計されていた。チェルノブイリ事故の直前の 1986 年 4 月に、一次ポンプの電源をオフにして冷却材ポンプの電力喪失をシミュレートするテストが行​​われた。設計どおり、温度が適正な動作に必要な温度よりも高くなると、約 300 秒で自動的に停止した。これは加圧されていない液体金属冷却材の沸点よりはるかに低く、単純な対流によって核分裂生成物の放射能の熱を処理するのに十分な冷却能力があった。2 番目のテストでは、発電機に冷却材を供給する二次冷却材ループを意図的に停止し、一次回路も同様に安全に停止した。このテストは、水冷式原子炉が漏れなどにより蒸気タービン回路を失った場合をシミュレートしたものです。

• ウェスティングハウスTR-2は1960年に燃料被覆管の欠陥により200個以上の燃料要素のうち1個が過熱して溶融し、炉心部分的な損傷を被った。 ^[26]
• EBR-Iの原子炉は、1955年11月29日の冷却材流量試験中に部分的なメルトダウンを起こした。
• サンタスザナ野外研究所のナトリウム原子炉実験は、 1957年から1964年まで稼働していた実験用原子炉であり、1959年7月に炉心溶融を経験した世界初の商用発電所でした。
• 1966年にフェルミ1号実験用高速増殖炉で部分的なメルトダウンが発生し、原子炉の修復が必要となったが、その後、原子炉は完全稼働することはなかった。
• サンタ・スザナ野外研究所の SNAP8DR 原子炉は、1969 年の事故で燃料の約 3 分の 1 が損傷しました。
• 1979年のスリーマイル島原発事故は、報道では「部分的な炉心溶融」と呼ばれ、^[27]原子炉2号機の完全解体と永久停止につながった。1号機は2019年まで運転を続けた。

• K-27、K-140、K-431など、ソ連海軍の 原子力潜水艦の多くが原子炉メルトダウンを経験した。
• チェルノブイリの原子炉4号機は、試験の失敗後、原子炉全体がメルトダウンした。

• 2011年3月の地震と津波に続く福島第一原子力発電所の事故では、同発電所の原子炉6基のうち3基がメルトダウンを起こした。原子力発電所1号機の原子炉の燃料のほとんどが溶けた。^{[28] [29]}

• 1969年、スイスのルーセンス原子炉。

• NRX（軍事）、カナダ、オンタリオ州、1952年

• ウィンズケール（軍事施設）、セラフィールド、イギリス、1957年（ウィンズケール火災を参照）
• チャペルクロス原子力発電所（民間）、スコットランド、1967年

• サンローラン原子力発電所（民間）、フランス、1969年

チャイナシンドローム（冷却材喪失事故）は、原子炉の炉心部品の深刻なメルトダウンを特徴とする原子炉運転事故であり、炉心部品が格納容器と格納建屋を焼き尽くし、さらに（比喩的に）地殻と地球本体を通り抜けて反対側の端、つまり「中国」に到達する。^{[30] [31]}中国の対蹠地にはアルゼンチンのアトゥチャ原子力発電所が含まれるが、この表現は比喩的である。炉心が数キロメートルの厚さの地殻を貫通することはあり得ず、たとえ地球の中心まで溶けたとしても、重力に逆らって上方へと移動することはない。さらに、物質の背後にあるトンネルは、巨大な岩石圧力によって閉じられる。^[要出典]

1960年代後半に建設された原子力発電所のシステム設計では、深刻な原子炉事故により大量の放射性物質が大気や環境に放出される可能性があるという懸念が生じていた。1970年までに、緊急炉心冷却システムが冷却材喪失事故の影響とそれに伴う燃料炉心のメルトダウンに対処できるかどうか疑問視されていた。^[17] 1971年、論文「核配管に関する考察」の中で、マンハッタン計画（1942～1946年）の元原子核物理学者ラルフ・ラップは、冷却材喪失事故後に核燃料棒と炉心構成部品が燃え尽きて格納容器が溶け、続いて放射性物質が大気や環境に漏れ出す可能性を「チャイナシンドローム」という言葉で表現した。この仮説は、WKエルゲン率いる原子核物理学者グループによる1967年の報告書から導き出されたものである。^[18]結局、ラップの仮想的な原子力事故は『チャイナ・シンドローム』（1979年）として映画化された。

しかし、本当の恐怖は、1979年の映画『チャイナ・シンドローム』のセリフから生まれた。「原子炉の底部を通り抜けて溶け落ちていく。理論的には中国までだが、もちろん、地下水に触れるとすぐに大気中に噴き出し、放射能の雲をまき散らす。死者の数は風向きによって決まり、ペンシルバニア州ほどの広さの地域が永久に居住不能になる」。偶然にも、この実際の脅威は、この映画の公開からわずか12日後に、ペンシルバニア州のスリーマイル島原子力発電所2号機（TMI-2）でメルトダウンが発生し、溶融した炉心が「中国」に向かって15ミリメートル（0.59インチ）移動した後、原子炉圧力容器の底で凍結したときに実証された。^[32]したがって、TMI-2の原子炉燃料と核分裂生成物は燃料棒を突き破ったが、溶融した炉心自体は原子炉容器の封じ込めを破壊しなかった。^[33]

チェルノブイリ原発事故でも同様の懸念が浮上した。原子炉が破壊された後、溶融炉心から出た液状のコリウムの塊が、バブラープール（緊急ポンプ用と蒸気管破裂防止用の大型貯水槽）の上にある原子炉容器のコンクリート床を突き破り始めた。高温のコリウムが水と接触すれば水蒸気爆発が起こり、より多くの放射性物質が空気中に放出される懸念があった。事故による被害のため、発電所の作業員3名が手動でこのプールの排水に必要なバルブを操作した。^{[34] [35] [36]}しかし、この懸念は根拠のないものであることが判明した。なぜなら（当時の職員には知らされていなかったが）コリウムは排水される前に既に貯水槽に接触しており、水蒸気爆発を起こす代わりに無害なほど急速に冷却され、水面に浮かぶ薄茶色のセラミック軽石を生成したからである。

• 原子炉事故時の核燃料の挙動
• チェルノブイリと他の放射能放出の比較
• チェルノブイリ原発事故の影響
• 高レベル放射性廃棄物管理
• 国際原子力事象スケール
• 民間原子力事故一覧
• 原子力災害および放射能事故のリスト
• 原子力の安全とセキュリティ
• 原子力
• 原子力発電論争
• スクラムまたはSCRAM、原子炉の緊急停止

無料辞書『ウィクショナリー』で「チャイナシンドローム」を調べてください。

• 原子力問題に関するアルソスデジタル図書館の民間原子力事故に関する注釈付き書誌
• 部分的な燃料溶融事象
• 「世界最悪の原子力災害」。Power Technology 2013年10月7日。