冷却材喪失事故

冷却材喪失事故( LOCA )は原子炉の故障モードです。効果的に管理されなければ、LOCA の結果、原子炉の炉心が損傷す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存在します。

原子炉は内部で熱を発生します。この熱を取り除き、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するか、完全に失われた場合、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、核燃料は大量の熱を生成し続けます。フルパワーからの原子炉停止によって生成される崩壊熱は、当初は原子炉の熱定格の約5〜6％に相当します。^[1] ECCSの独立した冷却トレインがすべて設計どおりに動作しない場合、この熱により燃料温度が上昇し、原子炉が損傷する可能性があります。

• 水が存在すると、沸騰して配管から噴出する可能性があります。このため、原子力発電所には圧力作動式の安全弁と冷却水のバックアップ供給装置が備え付けられています。
• グラファイトと空気が存在すると、グラファイトが発火し、放射能汚染が広がる可能性があります。このような状況は、グラファイトを中性子減速材として使用するAGR、RBMK、マグノックス、および兵器製造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ズケール火災を参照)。
• 燃料と原子炉内部が溶ける場合があります。溶けた状態が臨界状態のままであれば、溶融した塊は熱を発生し続け、おそらく原子炉の底部まで溶けて行きます。このような事象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」は、このプロセスが極端に進んだものです。溶融した塊は土壌を通り地下水面(およびその下)まで下降しますが、核分裂反応に関する現在の知識と経験から、溶融した塊は下降する前に熱を発生できなくなるほど崩壊することが示唆されています。たとえば、チェルノブイリ原発事故では、原子炉の炉心が溶け、炉心物質が地下室で見つかりました。炉心物質は広範囲に分散していたため連鎖反応を起こすことはできませんでした (ただし、依然として危険な放射能を帯びています)。
• 一部の原子炉設計では、このような極端な状況でもメルトダウンが起こらないようにする受動的な安全機能が採用されている。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る。別の例としては、 CANDU原子炉がある。これは、ヒートシンクとして機能する、比較的低温で低圧の水の大きな塊を2つ（1つは重水減速材、もう1つは軽水を満たしたシールドタンク）備えている。別の例としては、水素減速自己制御型原子力発電モジュールがあり、ウラン水素化物燃料の化学分解によって水素減速材が除去され、核分裂反応が停止する。^[2]同じ原理がTRIGA研究炉でも使用されている。

運転状態では、原子炉は、LOCA が発生した場合、または冷却材システムにボイドが発生した場合 (たとえば、水の沸騰により)、受動的に (つまり、制御システムがない場合)、出力を増減することがあります。これは、冷却材ボイド係数によって測定されます。ほとんどの現代の原子力発電所は、水が蒸気に変わると出力が即座に低下することを示す負のボイド係数を持っています。例外は、ソビエトの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あるように設計されています。

現代の原子炉は、ボイド係数に関係なく、さまざまな技術を使用して冷却材の損失を防ぎ、それに耐えるように設計されています。ペブルベッド原子炉など、冷却材が失われたときに連鎖反応を受動的に減速する原子炉もあれば、連鎖反応を迅速に停止するための広範な安全システムを備えた原子炉もあり、さらなる損傷のリスクを軽減する広範な受動的安全システム（原子炉コアの周囲の大きな熱ヒートシンク、受動的に起動されるバックアップ冷却/凝縮システム、受動的に冷却される格納容器構造など）を備えている場合もあります。

重大な炉心事象の防止には多大な労力が費やされています。そのような事象が発生した場合、3 つの異なる物理的プロセスにより、事故の開始から放射能の大量放出が発生するまでの時間が長くなることが予想されます。これらの 3 つの要因により、発電所のオペレーターは事象の影響を軽減するための追加の時間を確保できます。

1. 水（冷却材、減速材）が沸騰して蒸発するのに必要な時間。事故が発生した瞬間に原子炉がスクラム（すべての制御棒を即時かつ完全に挿入）され、熱出力入力が削減され、沸騰がさらに遅れると想定します。
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 炉とRBMK炉では加圧燃料チャネルの配列、Atucha IのようなPHWR炉ではチャネルと圧力容器の二重バリア）を突破するのに要する時間は、温度と境界材料によって異なります。損傷した炉心内または炉心外の状況で燃料が臨界状態を維持するかどうかが重要な役割を果たします。

2011 年の福島第一原子力発電所の事故は、冷却材喪失事故が原因でした。冷却ポンプに電力を供給する回路が故障し、炉心冷却が失われました。これは、稼働中の原子炉が停止し、核分裂が停止した後でも発生する残留崩壊熱を除去するために不可欠なものでした。原子炉の炉心冷却が失われたことで、3 回の原子炉メルトダウン、3 回の水素爆発、放射能汚染の放出が発生しました。

水素爆発は、冷却材の喪失の結果として燃料被覆管内の蒸気によってジルコニウムが酸化されたことが直接の原因であると考えられます。

ほとんどの原子炉では、耐腐食性と中性子吸収断面積の低さから、燃料棒被覆材としてジルコニウム合金が使用されています。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) と暴走発熱反応を起こして水素が発生することです。このような反応が、福島第一原子力発電所の事故で水素爆発を引き起こしたのです。 ${\displaystyle {\ce {Zr + 2H2O -> ZrO2 + 2H2}}}$

残留崩壊熱により燃料被覆管の温度と内部圧力が急激に上昇し、塑性変形とそれに続く破裂を引き起こす。冷却材喪失事故の際、ジルコニウムベースの燃料被覆管は高温酸化、相変態、クリープ変形を同時に受ける。^[3]これらのメカニズムは、破裂基準モデルを使用する研究者によって広範に研究されてきた。ある研究では、研究者らはジルカロイ-4燃料被覆管の破裂基準を開発し、低温では蒸気環境が被覆管の破損に及ぼす影響はごくわずかであると判定した。しかし、破裂温度が上昇すると、ジルカロイ-4被覆管の急速な酸化が起こり、延性が急激に低下する。実際、高温では破裂ひずみがほぼゼロに低下し、酸化した被覆管が局所的に脆くなり、それ以上の変形やひずみなしで破損すると予測されることを意味する。

ジルコニウム合金が吸収する酸素の量は、破裂前の蒸気 (H ₂ O) への露出時間に依存します。加熱速度と内部圧力が高いために破裂が急速な場合、酸化は無視できます。ただし、加熱速度と初期内部圧力が低い場合は、酸化が破壊に重要な役割を果たします。

ジルコニウム合金基板は、コーティングすることで耐酸化性を向上させることができます。ある研究では、研究者らがハイブリッドアーク/マグネトロンスパッタリング技術を使用してジルロ基板を Ti ₂ AlC MAX 相でコーティングし、その後アニール処理を行いました。その後、1000 °C、1100 °C、1200 °C の純蒸気条件で異なる酸化時間で機械的特性と耐酸化性を調べました。結果は、ジルロ基板を Ti ₂ AlC でコーティングすると、ベア基板と比較して硬度と弾性率が上昇することを示しました。さらに、高温酸化耐性が大幅に向上しました。他のコーティング材料と比較した Ti ₂ AlC の利点は、中性子照射下での優れた安定性、低い熱膨張係数、優れた耐熱衝撃性、および高温酸化耐性です。^[4] 表 1 は、コーティングの結果として向上した機械的特性と塑性変形に対する耐性の向上をよく示しています。

最近の別の研究では、冷却剤の喪失を模擬した条件下で、CrおよびFeCrAlコーティング（大気プラズマ溶射技術を使用してジルカロイ-4上に堆積）を評価しました。^[5] Crコーティングは優れた耐酸化性を示しました。Crコーティング上に形成された緻密なCr ₂ O ₃層は、Zr基材を酸化から保護する酸素拡散バリアとして機能しましたが、FeCrAlコーティングは、高温でのコーティングとZr基材間の相互拡散により劣化し、Zrは依然として酸化可能でした。

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