http://www.asyura2.com/11/genpatu8/msg/608.html
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沸騰水型原子炉の制御棒というのは、融点2200℃のホフニウムという減速剤を融点1400℃のステンレス鋼で覆ったもの。ステンレス鋼は水素雰囲気と高温高圧があれば水素脆化がおこり融点も下がると考えられる。(実際にこの現象を使ったステンレス鋼の溶接法まである)
燃料棒のジルコニウム被覆が酸化溶融し、燃料ペレットの酸化ウランの還元が起こり融点が下がれば、1000℃以上1500℃前後の溶融した炉心が落下して制御棒を支えているステンレス鋼を溶かしてしまっている可能性は否定できないだろう。制御棒は水圧で押し上げられ、コレットフィンガーでつめに引っかかっているだけだから、ラッチが外れる、フィンガーのばねが利かなくなる、フィンガーやつめ自体が変形するなどのトラブルが発生していても何ら不思議ではない。
既に米国で発表されているように、1号が70%、2号が3分の1の炉心が溶けていることは否定しようがない。ただ極度に怖いのは、溶けた炉心が溜まることによる局所的な再臨界よりも、制御棒自体が倒れたり、半ば抜けてしまっていることにより、本格的な再臨界が起こっても不思議ではないことだ。
圧力容器への真水の注水は既に電動ポンプにより行われていますが、水位の変化があまり見られないことから1から3号炉の水漏れが認められました。露出した燃料棒の溶融は既に起こってしまったとしても、制御棒の倒壊だけは避けてもらためにも継続した注水が欠かせません。
福島原発などでの制御棒脱落による再臨界事故分析と制御棒駆動機構の説明(京都大学)
http://www.rri.kyoto-u.ac.jp/NSRG/seminar/No103/kobayashi.pdf
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