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原子炉メルトダウン（炉心メルトダウン、炉心溶融事故、メルトダウン、部分炉心溶融[ 2 ]）は、過熱による炉心損傷を引き起こす深刻な原子炉事故です。原子炉メルトダウンという用語は、国際原子力機関によって公式に定義されていませんが[ 3 ]、原子炉の炉心または燃料の偶発的な溶融を意味すると定義されており[ 4 ] [ 5 ] 、一般的には炉心の完全または部分的な崩壊を指します。
炉心溶融事故は、原子炉で発生する熱が冷却システムによって除去される熱量を上回り、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破損とは異なります。溶融事故は、冷却材の喪失、冷却材圧力の低下、冷却材流量の低下、または原子炉の出力が設計限界を超える臨界逸脱の結果として発生する可能性があります。
原子炉の燃料要素が溶融し始めると、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）や核分裂生成物（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。その後の故障により、これらの放射性同位元素がさらに別の格納容器層を突破する可能性があります。炉心内部の過熱蒸気と高温金属は、燃料と冷却材の相互作用、水素爆発、または蒸気ハンマーを引き起こす可能性があり、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出（または放出）し、放射能汚染を引き起こし、近隣の人々や動物が放射線中毒になる可能性があるため、非常に深刻な事態とみなされています。
原子力発電所は、核反応によって流体を加熱し、発電機を稼働させることで発電します。この反応で発生した熱が適切に除去されないと、原子炉炉心内の燃料集合体が溶融する可能性があります。燃料は崩壊熱を発生させ続けるため、原子炉が停止した後でも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に対する冷却が不十分になることによって発生します。その原因としては、圧力制御不能事故、冷却材喪失事故（LOCA）、制御不能な出力変動など、複数の要因が考えられます。制御システムの故障は、冷却喪失につながる一連の事象を引き起こす可能性があります。現代の多重防護の安全原則は、このような事故の発生を極めて低く抑えるために、常に複数の安全システムが存在することを保証しています。
格納建屋は、放射性物質が環境に放出されるのを防ぐための複数の安全対策のうち、最後の段階にあたるものです。多くの商用原子炉は、ハリケーン並みの強風や激しい地震にも耐えられる、厚さ1.2～2.4メートル（3.9～7.9フィート）のプレストレス鋼鉄補強気密コンクリート構造物の中に収容されています。
軽水炉の炉心が損傷を受ける前に、2つの前駆事象が既に発生していなければならない。
スリーマイル島事故は、炉心損傷につながる一連の緊急事態が複合的に発生したものでした。その原因は、計器の読み取り値が不正確または誤って解釈されたために、運転員が緊急事態中にECCSを停止するという誤った判断を下したことにあります。これにより、数時間後に炉心露出と炉心損傷事故につながる別の緊急事態が発生しました。ECCSが機能していれば、露出と炉心損傷の両方を防ぐことができたでしょう。福島事故でも、緊急冷却システムは起動後数分で手動で停止されました。[ 7 ]
このような限界故障が発生し、すべての ECCS 部門が完全に故障した場合、Kuan らとHaskin らは、限界故障の開始 (冷却の喪失) から溶融コリウムが格納容器に漏れる可能性 (いわゆる「完全メルトダウン」) までの 6 つの段階を説明しています。[ 8 ] [ 9 ]
ハスキンらは、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際に、燃料冷却材相互作用（FCI）と呼ばれる事象が発生し、一次圧力境界に重大なストレスを与えたり、境界を破ったりする可能性があると述べている。[ 10 ] これは、RPVの下部プレナムには、原子炉冷却材である水が相当量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、水は液相であり、したがって密度が高く、コリウムよりもはるかに低い温度である可能性が高いためである。コリウムは2,200～3,200 K (1,930～2,930 °C)の温度で液体金属セラミック共晶であるため、 550～600 K (277～327 °C)の液体水に落下すると、蒸気が極めて急速に発生し、突然の極端な過圧とそれに伴う一次系または原子炉圧力容器の重大な構造的破壊を引き起こす可能性があります。 [ 10 ]ほとんどの現代の研究では、物理的に不可能、または少なくとも極めて可能性が低いとされていますが、Haskinらは、極めて激しい FCI がアルファモード故障と呼ばれるもの、つまり原子炉圧力容器自体の重大な故障につながり、その後、原子炉圧力容器の上部プレナムが格納容器内部に向かってミサイルのように射出され、格納容器の破損と、実質的な崩壊が起こらないまま炉心の核分裂生成物が外部環境に放出される可能性が極めて低いと述べています。[ 11 ]
アメリカ原子力学会は、スリーマイル島原子力発電所2号機の事故について、燃料の約3分の1が溶融したにもかかわらず、原子炉容器は健全性を維持し、損傷した燃料を封じ込めたとコメントしている。[ 12 ]
主圧力境界が真皮層によって突破される可能性はいくつか考えられる。
前述のとおり、FCIは過圧事象を引き起こし、原子炉圧力容器（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、蒸気爆発の場合、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起こりやすいと報告しています。下部プレナムが破損した場合、さまざまな温度の破片が炉心下の空洞に飛散することが予想されます。格納容器は過圧を受ける可能性がありますが、格納容器が破損する可能性は低いと考えられます。アルファモードの破損は、前述の結果につながります。
特に加圧水型原子炉では、溶融コリウムが下部プレナムに移動した後も一次冷却系が加圧状態のままになる可能性が十分にあります。そのため、原子炉圧力容器（RPV）には、溶融コリウムがRPV下部プレナムに及ぼす重量応力に加えて、圧力応力も加わります。溶融コリウムの熱によってRPVの金属が十分に弱くなると、溶融コリウムが同伴ガスとともに加圧流となってRPV底部から噴出する可能性が高いです。このようなコリウム噴出は、格納容器の直接加熱（DCH）につながる可能性があります。
ハスキンらは、封じ込めが確実に脅かされる可能性のある6つのモードを特定したが、これらのモードの中には、炉心溶融事故には適用できないものもある。
溶融した炉心が圧力容器を貫通した場合、その後に何が起こるかについては、様々な理論や憶測が存在する。
現代のロシアの原子力発電所では、格納建屋の底部に「炉心捕捉装置」が設置されている。溶融した炉心は、溶融して炉心を希釈し、熱伝導率を高める「犠牲金属」の厚い層に衝突し、最終的に床を循環する水によって希釈された炉心を冷却する仕組みになっている。しかし、この装置の本格的な試験はこれまで一度も行われていない。[ 13 ]
欧米の原子力発電所には、気密性の高い格納建屋が設置されています。格納建屋内部の放射線量は高レベルですが、外部の被ばく量は低くなります。格納建屋は、圧力解放弁とフィルターを通して放射性核種を放出することなく、圧力を秩序正しく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、格納建屋内部には水素・酸素再結合装置も設置されています。
溶融事故が発生すると、原子炉圧力容器（RPV）上の特定の箇所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、NUREGクラスのいくつかの文書では、燃料溶融事故が発生した場合に空洞に水を注入するよう運転員に勧告しています。この水は蒸気となり、格納容器内の圧力を上昇させます。自動散水装置が大量の水を蒸気環境に送り込み、圧力を下げます。触媒再結合器は、水素と酸素を迅速に水に戻します。コリウムが水に落下することによる利点として議論されているのは、冷却されて固体に戻るという点です。
格納容器内に設置された広範囲な散水システムと、再稼働したECCS（外部冷却冷却システム）により、作業員は格納容器内に水を散布して炉心床を冷却し、低温まで下げることができる。
これらの手順は、放射性物質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原発事故では、事故発生中ずっと原発敷地境界線に立っていたと仮定すると、約2ミリシーベルト（200ミリレム）の放射線量を浴びたことになります。これは、当時制御されていなかったシステムからのガス放出によるもので、現在であれば放射性核種の放出を防ぐために活性炭フィルターとHEPAフィルターが後付けされているはずです。
しかし、福島原発事故では、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号機の原子炉炉心は過熱し、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発生し、構造物や設備が損傷し、作業員が負傷した。放射性核種が発電所から大気中に放出され、陸地や海洋に沈着した。また、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格納容器壁への対流および伝導と平衡状態に達すると、冷却が十分に進み、水噴霧システムを停止して原子炉を安全な保管状態に移行させることができます。格納容器は、極めて限定的な放射性物質の外部放出と圧力解放によって密閉されます。核分裂生成物が崩壊するのに約10年かかると、格納容器は除染と解体のために再び開放されます。
別のシナリオでは、爆発の可能性のある水素が蓄積されるが、格納容器内の受動型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出し、そこで空気と混ざり合って爆発した。 [ 15 ] 1979年のスリーマイル島事故では、圧力容器ドーム内に水素の泡が形成された。当初は、水素が発火して圧力容器や格納容器建屋に損傷を与える可能性があると懸念されたが、酸素不足により燃焼や爆発が防がれたことがすぐに判明した。[ 16 ]
一つのシナリオとして、原子炉圧力容器が一斉に破損し、コリウム全体が水（例えば冷却材や減速材）のプールに落下して、極めて急速な蒸気発生を引き起こすというものがあります。破裂板が応力を緩和できない場合、格納容器内の圧力上昇によって構造の健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が燃焼する恐れがありますが、格納容器内には可燃性物質はほとんど、あるいは全く存在しません。
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、蒸気によって原子炉圧力容器（RPV）のヘッドが吹き飛ぶほどの圧力が発生する可能性があると主張されていた。RPVヘッドが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る。（WASH-1400報告書は、より根拠のしっかりした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すべてを否定し、包括的な最新鋭原子炉影響分析（SOARCA）研究を準備している。NUREG -1150の免責事項を参照のこと。）
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について疑問が生じ、この話題は技術系および一般向けの報道で人気を博した。[ 17 ] 1971 年、マンハッタン計画の元核物理学者ラルフ・ラップは、記事「原子力配管に関する考察」の中で、格納容器構造の燃焼貫通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説明するために「チャイナ症候群」という用語を使用した。この仮説は、WK エルゲンが率いる核物理学者グループによる 1967 年の報告書から派生したものである。[ 18 ]溶融した原子炉炉心が原子炉圧力容器と格納容器構造を貫通し、地下水位まで燃え広がることを懸念する人もいる。[ 19 ]
溶融した塊がどの程度まで構造物を溶かすことができるかはまだ確定していません（ただし、これは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テスト原子炉でテストされました）。スリーマイル島事故は、溶融炉心に関する実際の経験を提供しました。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時間以上暴露された後も炉心は原子炉圧力容器を溶かすことができず、炉心損傷事故に対する多重防御の重要性が実証されました。
他の種類の原子炉は、軽水炉とは異なる性能と安全性を備えている。これらの原子炉のいくつかは、改良型であれば本質的に安全である可能性を秘めている。
CANDU原子炉は、カナダで発明された重水素ウラン設計で、燃料/冷却材チャンネルの周囲に少なくとも 1 つ、一般的には 2 つの大きな低温低圧水リザーバーを備えて設計されています。1 つ目はバルク重水減速材 (冷却材とは別のシステム) で、2 つ目は軽水で満たされた遮蔽タンク (またはカランドリアボールト) です。これらのバックアップ ヒート シンクは、そもそも燃料溶融を防ぐ (減速材ヒート シンクを使用) か、減速材が最終的に沸騰した場合に炉心容器の破損を防ぐ (遮蔽タンクヒート シンクを使用) のいずれにも十分です。[ 21 ] CANDU では、溶融ではなく、燃料溶融以外の故障モードが発生する可能性が高く、例えば、カランドリアが非臨界構成に変形するなどです。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ます。
英国が開発した先進ガス冷却炉（AGR）と呼ばれる西側諸国の原子炉は、極めて特殊な状況を除けば、冷却喪失事故や炉心損傷に対して非常に脆弱ではない。比較的反応性の低い冷却材（二酸化炭素）、冷却材の体積と圧力が大きいこと、そして原子炉の熱伝達効率が比較的高いことなどにより、限界故障が発生した場合でも炉心損傷までの時間は数日程度に抑えられる。冷却材の流れを何らかの方法で回復させれば、炉心損傷は防げる。
近年、鉛や鉛ビスマスなどの重金属液体が原子炉冷却材として提案されている。[ 22 ]燃料と重金属液体の密度が似ているため、浮力による固有の受動安全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押し出し、容器の構造的完全性を損なう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によって再臨界の可能性を低減する。
原子力発電所の設計概念の中には、メルトダウンへの耐性や運転安全性を重視するものもある。
PIUS（プロセス固有の究極的安全性）設計は、もともと1970年代後半から1980年代初頭にかけてスウェーデンで開発された軽水炉であり、その設計上、炉心損傷に強い。しかし、これまでに一基も建造されていない。
災害地域や軍事任務での発電を目的としたTRIGAの大型移動式バージョンである展開型電気エネルギー原子炉（Deployable Electrical Energy Reactor）や、小規模な遠隔地コミュニティ向けの小型発電所兼熱源であるTRIGA Power Systemなど、電力用原子炉が関心のある技術者によって提案されており、ウランジルコニウム水素化物燃料を使用しているため、TRIGAと同様の安全特性を備えている。
水素減速自己制御型原子力発電モジュールは、減速材および燃料として水素化ウランを使用する原子炉であり、化学的性質や安全性においてTRIGAと類似しており、同様に極めて高い安全性と安定性を備えているため、近年大きな注目を集めている。
液体フッ化物トリウム原子炉は、トリウム塩とフッ素塩の共晶混合物として、炉心が自然に溶融状態になるように設計されています。そのため、溶融炉心は、このタイプの原子炉の正常かつ安全な運転状態を表しています。炉心が過熱した場合、金属プラグが溶融し、溶融塩炉心はタンクに流れ込み、非臨界状態で冷却されます。炉心は液体であり、既に溶融しているため、損傷を受けることはありません。
米国の一体型高速炉やロシアのBN-350、BN-600、BN-800といった先進的な液体金属原子炉は、いずれも非常に高い熱容量を持つ冷却材であるナトリウム金属を使用している。そのため、スクラムを発動することなく冷却能力の喪失や放熱能力の喪失に耐えることができ、本質的に安全な原子炉とされている。
ソ連設計のRBMK型原子炉（Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyy）は、ロシアおよび旧ソ連諸国にのみ存在し、現在ではロシアを除くすべての国で停止されている。格納容器がなく、本質的に不安定（危険な電力変動を起こしやすい）であり、西側の安全基準から見て著しく不十分とみなされる緊急冷却システム（ECCS）を備えている。
RBMKの緊急炉心冷却システムは1つの部門しかなく、その部門内での冗長性もほとんどありません。RBMKの大きな炉心は、より小型のWestern LWRの炉心よりもエネルギー密度は低いものの、冷却がより困難です。RBMKは黒鉛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、黒鉛は合成ガスを形成し、水性ガスシフト反応によって生成された水素が爆発的に燃焼します。酸素が高温の黒鉛に接触すると、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させる黒鉛が使用されていました。水は冷却材として使用されますが、減速材としては使用されません。水が沸騰して蒸発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型原子炉は、危険な出力変動を起こしやすい傾向があります。原子炉が急激に加熱され、制御棒が動いている状態になると、制御棒が固着する可能性があります。中性子吸収性核分裂生成物であるキセノン135は、炉心に蓄積しやすく、低出力運転時には予測不能な燃焼を起こす傾向があります。これにより、中性子出力および熱出力の定格値が不正確になる可能性があります。
RBMK型原子炉は、炉心上部に格納容器がありません。燃料上部にある唯一の実質的な固体遮蔽物は、炉心上部の生物学的遮蔽体と呼ばれる部分で、制御棒が貫通したコンクリート製で、運転中に燃料交換を行うためのアクセスホールが設けられています。RBMK型原子炉の他の部分は、炉心自体よりも遮蔽性能が高くなっています。急速停止（スクラム）には10～15秒かかります。欧米の原子炉では1～2.5秒です。
西側諸国からの援助により、運転員にリアルタイムの安全監視機能が提供されるようになった。これが緊急冷却の自動起動にまで及ぶかどうかは不明である。西側諸国からは安全評価に関する研修が提供され、ロシアの原子炉はRBMK型原子炉の弱点に対応する形で改良されてきた。しかしながら、依然として多数のRBMK型原子炉が稼働している。
冷却材喪失事故は炉心損傷が発生する前に阻止できる可能性もあるが、炉心損傷事故が発生すれば、大量の放射性物質が放出される可能性が高い。
2004年にEUに加盟した際、リトアニアはイグナリナ原子力発電所の2基のRBMK型原子炉を段階的に廃止することが義務付けられました。これらの原子炉は欧州の原子力安全基準に適合しないと判断されたためです。リトアニアは、これらの原子炉をより安全なヴィサギナス原子力発電所の原子炉に置き換える計画を立てました。
MKERは、RBMKの遠い子孫にあたる、ロシアが開発した現代的なチャンネル型原子炉であり、オリジナルのRBMKの利点を最大限に活かし、深刻な欠点を修正するように設計されている。
MKERの設計にはいくつかの独自の特長があり、信頼性が高く魅力的な選択肢となっています。原子炉は燃料交換中も稼働状態を維持するため、メンテナンスのための停止はごくまれで、稼働率は最大97～99%に達します。減速材の設計により、高燃焼度の低濃縮燃料の使用が可能となっています。中性子特性は民生用途向けに最適化されており、燃料の効率的な利用とリサイクルを実現しています。また、黒鉛減速は軽水減速よりも優れた中性子特性をもたらします。炉心の出力密度が低いため、熱制御が大幅に向上します。
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、および高速作動型急速停止システムなど、数々の改良によって西側諸国の第3世代原子炉に匹敵するものとなっている。受動型緊急冷却システムは、電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する。格納容器構造は、厳しい応力と圧力に耐えられるよう設計されている。冷却水路の配管が破損した場合でも、その水路を給水から隔離することで、全面的な故障を防ぐことができる。
MKER設計の安全性向上は、原子力開発において燃料サイクル全体を利用する選択肢を検討している国々における競争力を高める。
VVERは加圧軽水炉であり、RBMKよりもはるかに安定性と安全性に優れています。これは、減速材として（黒鉛ではなく）軽水を使用していること、運転特性が十分に解明されていること、そして反応度ボイド係数が負であることなどが理由です。さらに、一部のVVERは、限界値を超える格納容器を備えて建造されており、一部は高品質のECCSシステムを搭載し、一部は制御・計装システムが国際基準にアップグレードされています。現在のVVER世代（VVER-1000以降）は、計装、制御、格納システムにおいて、欧米と同等の水準で建造されています。
しかし、こうした前向きな進展があったとしても、一部の古いVVERモデル、特にVVER-440 V230は高いレベルの懸念を引き起こしている。[ 23 ]
VVER-440 V230には格納建屋がなく、原子炉圧力容器（RPV）を囲む蒸気を閉じ込める構造物のみを備えている。これは厚さわずか1～2インチ（2.5～5.1cm ）の薄い鋼板でできており、欧米の基準からすると著しく不十分である。
圧力容器の内部は、水にさらされる通常の合金鋼でできています。原子炉が水にさらされると、錆が発生する可能性があります。VVERが西側諸国を凌駕する点の1つは、原子炉水処理施設です。これは、原子炉圧力容器の緩やかな腐食によって生じる一次冷却ループ内の膨大な量の錆に対処するために建設された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見なされています。
ブルガリアは多数のVVER-440型V230原子炉を保有していたが、EU加盟時に改修するのではなく閉鎖することを選択し、代わりに新型のVVER-1000型原子炉を建造している。ロシアやCIS諸国を含む多くの非EU諸国はV230型原子炉を保有している。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（外部制御式原子炉冷却システム）を設置し、標準手順を策定し、適切な計装・制御システムを導入することを選択している。閉じ込め装置を格納容器に改造することはできないが、制限故障による炉心損傷のリスクを大幅に低減することができる。
VVER-440 V213型は、ソ連初の原子力安全基準に基づいて建設されました。格納容器は比較的小規模で、ECCSシステムは西側基準に完全に準拠しているわけではありませんが、十分に包括的なものです。旧ソ連圏諸国で運用されている多くのVVER-440 V213型は、西側式の完全自動化された計装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レベルに向上していますが、事故封じ込めに関しては西側プラントに比べて控えめなレベルにとどまっています。これらの原子炉は、西側基準では大きな改修なしで運転を継続できるほど「安全」とみなされていますが、ほとんどの所有者は、原子力安全レベルを概ね同等にするために大規模な改修を実施しています。
1970年代、フィンランドは、大容量の完全格納容器、世界最高水準の計装・制御システム、そして複数の冗長構成と多様なコンポーネントを備えたECCS（外部制御システム）など、西側基準に準拠したVVER-440型原子炉V213を2基建造した。さらに、900トン級の氷凝縮器などの受動安全機能も搭載されており、これらの2基は安全性の面で世界で最も先進的なVVER-440型原子炉となっている。
VVER-1000型は、西側諸国の基準から見て十分な格納容器を備えており、ECCS（外部制御式原子炉格納容器）も西側諸国の基準を満たしている。また、計装および制御システムは、1970年代の西側諸国のレベルまで著しく向上している。
原子炉のメルトダウンの影響は、原子炉に組み込まれた安全機能によって左右される。現代の原子炉は、メルトダウンの発生確率を低く抑えるとともに、万が一メルトダウンが発生した場合でも、その影響を封じ込めるように設計されている。
現代の原子炉では、部分的または完全なメルトダウンは、原子炉格納容器内に封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、構造全体が高放射性物質で汚染される可能性はありますが、メルトダウン単独では、重大な放射能放出や一般市民への危険にはつながらないはずです。[ 24 ]
加圧水型原子炉は、能動的な安全対策がない場合、メルトダウンを起こしやすいものの、これは民生用原子炉に共通する特徴ではありません。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受動的な核安全機能を備えた設計を目指しています。例えば、ペブルベッド型原子炉は、冷却材が完全に失われても原子炉が過熱しないように設計されています。ゼネラル・エレクトリック社のESBWRとウェスチングハウス社のAP1000は、受動的に作動する安全システムを備えています。CANDU原子炉は、燃料を囲む2つの低温・低圧水システム（減速材と遮蔽タンク）を備えており、これらはバックアップのヒートシンクとして機能し、メルトダウンや炉心破断といった事態を防ぎます。[ 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、また、停止後の発熱源となる核分裂生成物を段階的に排出することで停止できます。理想は、冗長な安全システムや人間の介入ではなく、物理法則によってフェイルセーフとなる原子炉を持つことです。
高速増殖炉の設計によっては、原子炉炉心内の核分裂性物質の量が多く、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場合がある。一方、一体型高速炉モデル EBR II [ 25 ]のような他の原子炉設計では、メルトダウン耐性を持つように明示的に設計されていた。この原子炉は、チェルノブイリ原発事故の直前の 1986 年 4 月に、一次ポンプへの電源を遮断することで冷却材ポンプの動力喪失をシミュレートする試験が行われた。設計どおり、温度が適切な運転に必要な温度よりも高いと設計された点まで上昇するとすぐに、約 300 秒で停止した。これは、非加圧液体金属冷却材の沸点よりもはるかに低く、単純な対流によって核分裂生成物の放射性熱に対処するのに十分な冷却能力を備えていた。2 番目の試験では、発電機に供給する二次冷却ループを意図的に遮断したところ、一次回路も同様に安全に停止した。この試験は、水冷式原子炉が蒸気タービン回路を失う状況（おそらく漏洩によるもの）をシミュレートした。
チャイナ症候群（冷却材喪失事故）は、原子炉の炉心コンポーネントが激しく溶融し、格納容器と格納建屋を焼き尽くし、その後（比喩的に）地球の地殻と本体を貫通して反対側の端（おそらく「中国」）に到達するという、理論上のタイプの原子炉運転事故である。[ 30 ] [ 31 ]チャイナ症候群という名称は、偶然にも実際のスリーマイル島事故のわずか数日前に公開された1979年の映画によって広まった可能性が高い。中国の対蹠地にはアトゥチャ原子力発電所のあるアルゼンチンが含まれるが、この表現は比喩的なものであり、炉心が数キロメートルの厚さの地殻を貫通することは不可能であり、たとえ地球の中心まで溶融したとしても、重力に逆らって上に戻ることはない。さらに、物質の背後にあるトンネルは、巨大な岩石静水圧によって閉じられるだろう。さらに、コリウムがその名前が示唆するほど多くの岩石を貫通できるという証拠は一切ない。
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、深刻な原子炉事故が発生すると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ました。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について疑問が生じました。[ 17 ] 1971年、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、記事「原子力配管に関する考察」の中で、「チャイナ症候群」という用語を用いて、冷却材喪失事故後に原子核燃料棒と炉心部品が燃え尽きて格納容器が溶融し、放射性物質が大気や環境に漏れ出す可能性を説明しました。この仮説は、WK エルゲンが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す。[ 18 ]結局、ラップの仮説上の原子力事故は映画化され、『チャイナ・シンドローム』（1979年）となった。
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。「原子炉は工場の底を通り抜けて中国まで溶融するが、もちろん、地下水に達するとすぐに大気中に爆発し、放射能雲を放出する。死者数は風向きによって異なり、ペンシルベニア州ほどの面積の地域は永久に居住不可能になるだろう」。偶然にも、この映画の公開からわずか12日後、ペンシルベ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凝固した。[ 32 ]つまり、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格納容器を破壊しなかった。[ 33 ]
チェルノブイリ原発事故の際にも同様の懸念が生じた。原子炉が破壊された後、溶融した炉心から液体のコリウム塊が、バブラープール（緊急ポンプ用および蒸気管の破裂を封じ込めるための大きな貯水槽）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に接触すると蒸気爆発が起こり、より多くの放射性物質が空気中に放出されるのではないかという懸念があった。事故による損傷のため、3人の作業員が手動でこのプールを排水するため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証明された。（当時知られていなかったが）コリウムは排水される前にすでに貯水槽に接触しており、蒸気爆発を起こす代わりに無害に急速に冷却され、水面に浮かぶ薄茶色のセラミック軽石を生成した。