冷却液喪失事故

冷却材喪失事故（LOCA ）とは、原子炉炉心から熱を除去する冷却材の在庫量または流量が部分的または完全に失われる、原子炉の故障モードのことです。LOCAが適切に対処されない場合、原子炉炉心に損傷を与える可能性があります。各原子力発電所の緊急炉心冷却システム（ECCS）は、LOCAに対処するために特別に設置されており、原子炉の許認可審査において、LOCAは設計基準事故として分析されます。

原子炉は内部で熱を発生するため、この熱を除去して有用な電力に変換するために冷却システムが使用されます。この冷却材の流れが減少したり、完全に途絶えたりすると、原子炉の緊急停止システムは核分裂連鎖反応を停止するように設計されています。しかし、放射性崩壊により、核燃料は引き続きかなりの量の熱を発生させます。原子炉が全出力から停止したときに発生する崩壊熱は、最初は原子炉の熱定格の約 5  % ～ 6% に相当します。^{[ 1 ]}

ECCSの独立した冷却系統がすべて設計通りに作動しなかった場合、この熱によって燃料温度が上昇し、原子炉に損傷を与える可能性がある。

• 水が存在する場合、沸騰して配管から噴出する可能性がある。そのため、原子力発電所には圧力作動式の安全弁と予備の冷却水供給設備が備えられている。
• 黒鉛と空気が存在する場合、黒鉛が発火し、放射性汚染が拡散する可能性があります。このような状況は、中性子減速材として黒鉛を使用するAGR、RBMK、マグノックス、および兵器製造用原子炉でのみ発生します（チェルノブイリ原発事故およびウィンドスケール火災を参照）。
• 燃料や原子炉内部が溶融する可能性があり、溶融した状態が臨界状態のままであれば、溶融した物質は熱を発生させ続け、原子炉底部を溶かしながら下方へと流れ込む可能性があります。このような事態は原子炉メルトダウンと呼ばれ、深刻な結果を招く可能性があります。いわゆる「チャイナ・シンドローム」とは、このプロセスが極端に進んだ状態、つまり溶融した物質が土壌を通り抜けて地下水面（およびそれより下）まで流れ込む状態を指します。しかし、核分裂反応に関する現在の理解と経験から、溶融した物質はそれほど深く沈下する前に熱発生を続けるには破壊されすぎると考えられます。例えば、チェルノブイリ原発事故では、原子炉炉心が溶融し、炉心物質が地下室で発見されましたが、連鎖反応を起こすには広範囲に拡散しすぎていました（しかし、依然として危険な放射能を帯びていました）。

運転条件下では、原子炉はLOCA（冷却材喪失事故）や冷却系にボイド（例えば水の沸騰によるもの）が発生した場合に、受動的に（つまり、制御システムがなくても）出力を増減させることがあります。これは冷却材ボイド係数で測定されます。ほとんどの最新の原子力発電所は負のボイド係数を持ち、水が蒸気に変わると出力が瞬時に低下することを示しています。例外はソ連のRBMKとカナダのCANDUです。一方、沸騰水型原子炉は、原子炉容器内に蒸気ボイドが存在するように設計されています。

現代の原子炉は、ボイド係数に関わらず、さまざまな技術を用いて冷却材の損失を防ぎ、それに耐えられるように設計されています。

• 原子炉の設計によっては、運転員の操作や外部電源なしで連鎖反応を遅らせたり停止させたりして崩壊熱を除去する受動安全機能を備えているものもあります。例えば、ペブルベッド原子炉は、燃料の極端な温度変化に耐えることができます。CANDU原子炉には、比較的低温で低圧の水の大きな塊が2つあります（1つ目は重水減速材、2つ目は軽水で満たされた遮蔽タンク）。水素減速自己制御型原子力発電モジュールでは、水素化ウラン燃料の化学分解によって水素減速材が除去され、核分裂反応が停止します。^{[ 2 ]} TRIGA研究炉でも同じ原理が使われています。
• 他の設計では、連鎖反応を迅速に停止させるための広範なアクティブ安全システムに依存しており、さらに、さらなる損傷のリスクを軽減するパッシブ安全システム（原子炉炉心周辺の大型熱シンク、受動的に作動するバックアップ冷却／凝縮システム、または受動的に冷却される格納構造など）を備えている場合もある。

重大な炉心事故の防止には多大な労力が費やされています。万が一そのような事故が発生した場合、事故発生から大量の放射性物質放出が発生するまでの時間を延長すると考えられる3つの異なる物理的プロセスが存在します。これらの3つの要因により、発電所の運転員は事故の影響を軽減するための追加時間を得ることができます。

1. 水（冷却材、減速材）が沸騰して蒸発するのに必要な時間。事故発生時に原子炉がスクラム（すべての制御棒を即座に完全に挿入）されると仮定すると、熱出力入力が減少し、沸騰がさらに遅れる。
2. 燃料が溶けるのに必要な時間。水が沸騰した後、燃料が融点に達するのに必要な時間は、核分裂生成物の崩壊による熱入力、燃料の熱容量、および燃料の融点によって決まります。
3. 溶融燃料が一次圧力境界を突破するのに要する時間。炉心の溶融金属が一次圧力境界（軽水炉では圧力容器、CANDUおよびRBMK原子炉では加圧燃料チャンネル群、アトゥチャIのようなPHWR原子炉ではチャンネルと圧力容器の二重障壁）を突破するのに要する時間は、温度と境界材料によって決まります。損傷した炉心内部または炉心外の条件下で燃料が臨界状態を維持するかどうかが、重要な役割を担います。

ほとんどの原子炉では、耐食性と中性子吸収断面積の小ささから、燃料棒被覆材としてジルコニウム合金が使用されている。しかし、ジルコニウム合金の大きな欠点の1つは、過熱すると酸化し、水（蒸気）との間で暴走的な発熱反応を起こして水素を生成することである。${\displaystyle {\ce {Zr + 2H2O -> ZrO2 + 2H2}}}$このような反応が福島第一原子力発電所事故における水素爆発の原因となった。原子炉の通常運転中に被覆管に吸収された水素は、水素化物誘起脆化によってジルコニウム合金の機械的特性を劣化させ、事故時の被覆管の挙動にさらに影響を与える可能性がある。^{[ 3 ]}

小型モジュール炉（SMR）は、従来の大型原子炉よりも炉心部品数が少なく、崩壊熱負荷も低い設計となっており、多くの設計では、冷却材喪失事故に対処するために、能動的な外部電源装置ではなく、受動的な安全システムに依存している。一体型加圧水型原子炉SMR設計では、一次回路の構成要素（蒸気発生器と加圧器）は原子炉圧力容器自体に収容されているため、従来の原子炉で典型的な大破断LOCAとなる大径の外部一次冷却材配管が不要となる。その結果、より小規模なLOCAシナリオのみが現実的であり、その進行は大型加圧水型原子炉とは異なる。^{[ 7 ]}

米国原子力規制委員会によって認証された最初のSMRであるNuScale設計は、このアプローチを示しています。各原子炉モジュールは、究極のヒートシンクとして機能する大きな地下水槽に浸された鋼鉄製の格納容器に収められています。LOCA信号が発せられると、完全受動型の緊急炉心冷却システムが原子炉ベントバルブと再循環バルブを開きます。圧力容器から放出された蒸気は格納容器の壁で凝縮し、自然循環によって炉心に戻されるため、外部電源、追加の水、または運転員の操作なしに長期間にわたって崩壊熱を除去できます。^{[ 8 ]}他のSMRコンセプトでは、自然循環によって崩壊熱を緊急冷却タンクに放出する受動型の残留熱除去システムなど、同様の戦略が採用されています。^{[ 9 ]}

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