http://www.asyura2.com/12/genpatu23/msg/705.html
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4号機燃料プールのラックが変形しただけで、再臨界の可能性もあるという。
小出さんも事故直後に解説されていたが、再臨界したからといって、すぐ爆発、重大事態ということはないだろうが
可能性があるといのは確かなようだ。
とりあえず、可能性があるということだけは、認識していたほうが良いようです。
地震→変形→再臨界→収束
収束できる規模ならいいですが、・・・・・
それにしても、未だ、中性子線検出する測定装置は設置してないんでしょうか？
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炉物理の研究 第64号(2012年3月) 再臨界について 京都大学原子炉実験所 中島 健
http://rpg.jaea.go.jp/else/rpd/annual_report/pdf64/No64-5.pdf
より部分転載。図やグラフは上記をご覧下さい。
1.はじめに
原子炉では臨界量以上の燃料を適切に配置して、体系を臨界状態としてその際に発生するエネルギーを利用する装置であることから、一旦停止した後でも何らかの異常が重なれば、再び臨界になるこ との可能性は否定できない。事実、過去には、停止中の BWR において制御棒操作のミスにより、数本 の制御棒が部分的に引き抜かれて、(超)臨界に達している。東京電力福島第一原子力発電所におい ても、再臨界の可能性はゼロではない。
このため、事故収束の作業においては、ホウ酸を注入する等 の再臨界防止策が実施されている。しかしながら、これまでの国及び東京電力の情報開示方法を含む 事故対応に対する不信感が広まっており、既に再臨界が起こっていたのではないか、あるいはこれから 再臨界となり大量の放射性物質が放出されるのではないかと懸念する声もある。
このような疑問にどこまで答えられるかはわからないが、現実の問題として再臨界が起こりうるのか、 確率論的評価は無理としても、技術的判断として再臨界がどの程度起こりやすいのかを検証するべき であろう。また、もし再臨界となった場合にどのような影響が生じ得るのか、事故の進展や放射性物質 の放出にどの程度の影響が生じ得るのかを検討しておくことも必要と考える。
本稿では、これまでに得られている情報 1,2)をもとに、これらの問題について考えてみることとしたい。 なお、ここに述べる内容はあくまでも筆者の個人的見解であり、後日振り返ってみたときに、的外れなこ とを述べている可能性もあることをご了解いただきたい。
（中略）
4.再臨界の可能性
4.1 状況証拠
再臨界の発生が話題となった事象としては、敷地周辺での中性子の検出とタービン建屋地下の汚染 水における短寿命放射性核種の検出が挙げられる。
中性子については、3 月 13~15 日に1、2号機の南西約1キロにある正門付近において 0.01~0.02μ Sv/h を計 22 回検出した。東京電力によると「3日間と限られた期間しか検出されていないので、炉心か ら放出したウランやプルトニウムなどによる中性子線と考えられる」とのことである 11)。
また、3 月末に 1 号機タービン建屋地下の汚染水から塩素 38(半減期約 37 分)が、2 号機のタービン 建屋地下の汚染水からはヨウ素 134(半減期約 53 分)が、トレンチの汚染水からテルル 129(半減期約 70 分)等が検出されたとの報告があったが、短期間のうちに測定ミスであったとして、検出限界以下に 訂正されている 12)。
上述のように、両事象とも臨界に達した場合に観察される可能性のある事象ではあるが、これらの事 象のみをもってして臨界と判断するには、状況証拠が不十分である。すなわち臨界に伴い発生するは ずの他の FP や放射化物の検出が無く、再臨界と判断することには無理があると考える。
なお、11 月 1 日には、2 号機に設置した原子炉格納容器ガス管理システムにより採取したガス中に短 半減期のキセノンが検出されたことから局所的な臨界が発生した可能性が指摘されたが、その後の評 価により、燃料中に蓄積したキュリウムの自発核分裂により発生したキセノンの濃度と同程度であるこ とが判明した 13)。このことは、もし臨界になっていたとしてもその規模は大きく見積もっても自発核分裂 程度であり、今後の燃料の冷却や放射性物質放出の抑制に影響を与えるものではないことを示してい る。
4.2 再臨界の可能性 1) 炉心 1炉心溶融の過程
炉心では冷却水の減少に伴い、 燃料が露出し、1200°C近くで被覆管の酸化が始まる(これにより水 素が発生する)。さらに温度が上がると、燃料ペレットの溶融が起こる。また、その過程で制御棒の溶融 も起こっていると考えられる。このような状況では、減速材である水が存在していないために、例え制御 棒のみが溶融した場合でも、低濃縮ウラン体系では臨界に達することはない。
2再冠水過程
炉心溶融後の再冠水の過程で再臨界が発生するかどうかは、炉心溶融の状態に依存すると考えら
れる。燃料が完全に溶融して、圧力容器底部に溜まっているような状況では、冷却水が注入されたとし ても、減速材としての十分な働きを期待できないことから、臨界になることはないと考えられる。しかし、 燃料の一部が形状を維持して存在している場合、その領域の制御棒が抜け落ちる等により存在しなけ れば、冷却水の注入により局所的な臨界状態が発生する可能性はある2。なお、軽水炉燃料では、縦・
2 1990 年代に欧米で行われた BWR の評価(解析)によると、全電源喪失による冷却機能喪失の結果、炉 心中心部の制御棒が 1200°C程度で溶融・脱落(燃料は残存)し、その直後に電源が回復し、冷却材注入が 行われると、即発臨界を超える反応度が添加される可能性がある 14)。
3
炉物理の研究 第64号(2012年3月)
横・高さが約 40cm の大きさであれば臨界となりうる(新燃料の場合)。 東京電力の解析によると、炉心上部の燃料は比較的短時間で溶融、流下し、下部の燃料の流路を
閉塞している。下部の燃料が形状を維持している状況で制御棒が溶融して存在しない場合でも、炉心 閉塞に近い状態となっている燃料では、もともと減速不足であった格子がさらに減速不足の状態となる ことから、増倍率は減少することとなるが、臨界となるかどうかは閉塞の状況に依存する。例えば、図 2 に示すような特性をもつ燃料格子系(BWR 燃料格子、ウラン濃縮度 3.7wt%)で、初期の燃料体減速材体 積比(Vm/Vf)が、1.7 程度の場合、3/4 程度の流路閉塞が発生して VR が 0.4 程度に減少しても、無限増 倍率は約 1.1 であり、100cm×100cm×100cm 位のクリーンな燃料領域が存在すれば臨界となりうる3。 なお、図 2 より、Vm/Vf が小さい領域では、中性子スペクトルが硬いため、塩素(35Cl)の中性子吸収効果 が大きい海水注入の場合でも、臨界性に大きな違いが無いことがわかる。
3その後の冷却過程 燃料が完全に溶融したような状態で、冷却のための注水が行われている過程での再臨界の可能性
については、溶融の状況によると考えられる。溶融した燃料が大きな塊として底部に存在し、内部に水 が浸入できないような場合には、上でも述べたように、臨界にはなることはないと考えられる。一方、溶 融した燃料が微小な粉(粒)となって冷却水中に分布するような場合や、溶融した燃料の大きな塊の内 部に水が浸入し得る場合を想定すると、再臨界の可能性がある。
図 3 は、UO2 が水中に均質に分散した場合の無限増倍率の H/U 依存性を表わしており、ウラン濃縮 度 0.5~10wt%についてのデータがプロットされている 15)。ウラン濃縮度 4wt%の場合、H/U 約 0.6~70 の 場合に無限増倍率が 1 以上となり、臨界となる可能性がる(濃縮度 2wt%では、H/U 約 1.0~30)。なお、 H/U とウラン濃度の関係は以下のとおり(図 4 参照 15))となっており、最もウラン濃度が低い H/U=70 の場合でも、約 0.4gU/cm3(400gU/liter)であり、かなりの高濃度であることがわかる。このような高濃度 でウランの粉末が均質に水中に分散することは、現実問題としては想定し難いと言える。むしろ、溶融し た燃料が圧力容器底部等において、大きな軽石のような多孔質岩石状に固まり、そこへ水が浸入する という場合に、臨界となる可能性があると考えられる。
2) 使用済燃料プール 使用済燃料プール内の燃料は、一部が損傷している可能性はあるが、多くは健全であると推定されている。燃料が損傷して、プール下部に堆積した場合の臨界性については、炉心溶融の場合と類似の 状況であると考えられる。一方、燃料が健全のまま燃料貯蔵ラックが変形した場合には、炉心と異なり 制御棒が無いことから、臨界になる可能性が高い。なお、使用済燃料の貯蔵ラックは、アルミニウム製 及びボロン添加アルミニウム製である(共用プールはステンレス製のラックを使用)16)。
ラックが変形する原因としては、以下の事象が考えられる。
・ 温度の上昇
3 移動面積 M2 を約 33cm2 と想定し、以下の臨界方程式より立方体の臨界寸法 X を算出。 1 = k-inf/(1+M2×3(π/X)2) = 1.1/(1+33×3(π/X)2)
H/U
0.6
1.0
30
70
ウラン濃度 (gU/cm3)
約8
約7
約 0.8
約 0.4
4
炉物理の研究 第64号(2012年3月)
・ 水素爆発 ・ 腐食(水質変化)
これらのうち、水温上昇による変形が起こるためには、プール内水位が低下し、燃料集合体が空気 中に露出する必要がある。現状で確実なことは言えないが、これまでのデータを見る限りでは、燃料が 露出するまで水位が低下した状態が生じたとは考えにくい。
原子炉建屋上部で水素爆発が発生した 1 号機、3 号機では、爆発時の機械的な力により燃料集合体 及びラックが変形・破損している可能性がある。4 号機については、目視観察できる範囲では、燃料集 合体、ラックともに健全と見なせる。
腐食については、使用済燃料プール内に混入したコンクリート等のがれきによりプール水が強アルカ リ性となったため、中和するためにホウ酸水を注入するとの報道がある 17)。このような状況が放置され れば、アルミニウム製のラックが変形し、燃料集合体同士が近接することにより臨界となる可能性があ る。
4.3 燃焼等の影響
図 5 に、燃焼度を 21GWd/t としたときの均質 UO2-H2O 系の球形状炉心の実効増倍率を新燃料
(0GWd/t)の値とともに示す。ここでは、2 号機あるいは 3 号機に装荷された燃料量である燃料集合体 548 体に相当する初期 UO2 量を用いた。燃焼燃料、新燃料ともに実効増倍率の H/U 依存性は概ね同じ 傾向を示しているが、両者の差異は H/U が増加するにつれて(減速過剰になるにつれて)減少している ことがわかる。当然ながら、燃焼燃料の方が臨界となりうる(増倍率>1)範囲が狭くなっている。なお、 燃焼燃料の実効増倍率評価において、考慮した FP 核種は、臨界安全ハンドブック 18)において燃焼度ク レジットの評価時に考慮して良い FP 核種としている。
図 6 及び 7 には、ホウ素濃度及び塩分(NaCl)濃度の実効増倍率への影響を示す。いずれも、H/U が 2.876(減速不足)、11.505(最適減速)、25.89(減速過剰)の 3 点について求めてある。減速不足の状態 (H/U=2.876)では、中性子吸収体の効果が弱いため濃度依存性が少なくなっていることがわかる。ま た、ホウ素と NaCl の効果を比べてみると、ホウ素が塩分の約 10 倍の効果があることがわかる。これは、 ホウ素の熱中性子吸収断面積(約 790b)が NaCl(約 33b)の約 20 倍、重量が約 5 倍(ホウ素の原子量 約 11、NaCl の分子量約 58)となっているためである。
4.4 可能性の検討
以上の議論より、燃料が溶融した場合には、微小な燃料の粉が冷却水中に分散することにより再臨
界となる可能性は否定できないが、ウランがかなりの高濃度で水中に分散する必要があることから、現 実問題としては、再臨界となることを想定することは難しいと言える。しかし、溶融した燃料の大きな(多 孔質の)塊の内部に水が浸入した場合には、そのときの H/U によっては臨界になることがあり得る。1 号 機及び 2 号機では、格納容器内のガス中の短半減期のキセノンをモニタし、自発核分裂レベルの濃度 でも検出が可能となっており、また、臨界停止のためのホウ酸水注入も準備されている。従って、万一 の再臨界となった場合には、それを検知し、ホウ酸水注入により未臨界とすることは容易に実施できる と言える。
一方、使用済燃料プールにおいては、ラックの変形により燃料集合体同士が近接し、臨界となる可能 性がある。BWR では新燃料集合体数体程度が適切に近接すると臨界になりうる。このため、ラックの健
5
炉物理の研究 第64号(2012年3月) 全性を維持することが再臨界を防止する上で留意すべき事項となる。
5.再臨界になったら?
再臨界となった場合に、どのくらいの規模の事象となるのであろうか。一般に臨界超過事象(臨界事故事象)の最大規模は、超過反応度と体系の体積の大きさに依存する。軽水炉のような低濃縮ウラン体 系では、体系を大きくしないと臨界にはならないことが多いが、その分超過反応度がそれほど大きくなら ず、結果として、事故の規模はある程度の範囲で収まるものと考えられる。
ただし、例えば図 3 において、 H/U = 100 のような減速過剰の状態で臨界に達したとすると、その後の出力上昇・温度上昇により、 H/U が減少することとなり、その結果、正の反応度が添加される。その場合、即発臨界を超過する可能 性もある。また、水の温度上昇による密度変化や沸騰によるボイドの発生は、体系からの中性子の漏 れを増大させることとなるが、体系の寸法が大きい場合には、その変化は小さいものにとどまる。燃料 のドップラー効果については燃料の状態に依存するが、燃料棒中の燃料のようには高温にはならない と考えられるために、そのフィードバック効果はあまり期待できない。従って、この場合は、大量の水が 蒸発して体系寸法がある程度小さくなるまで臨界が続くため、事故の規模は大きくなるものと思われる。
ただし、これまでの冷却作業において再臨界の発生は確認されておらず、今後の作業においても燃料 の形状を変化させるようなことがなければ、臨界になることは考えにくい。
一方、使用済燃料プールにおいて、ラックが変形し臨界となった場合には、通常の炉心内での反応度 添加事象に類似であり、ドップラー効果、減速材反応度効果が負のフィードバックとして有効に働くもの と思われる。ただし、最終的に収束するためには、ホウ酸の投入などの停止措置を施すことが必要とな る。
このような再臨界が発生した場合には、短半減期の FP の発生や中性子線の放出が起こり、それらが 何らかの方法で検出されものと考えられる。1 号機及び 2 号機については、上述の原子炉格納容器ガス 管理システムが稼働しており、短半減期のキセノン検出により再臨界を検知可能となっている。
その場 合、検知後ただちにホウ酸を注入することにより、規模が小さいうちに未臨界にできると考えられる(3 号 機については年内に設置予定とのことであったが、12 月末時点ではまだ設置できていない模様)。使用 済燃料プール内での臨界事故の場合、適切な停止措置が取られれば、燃料棒内に FP は閉じ込められ た状態のままであり、また、何らかの原因で FP の放出があったとしても、もともと炉心や使用済燃料 プール内に蓄積している放射性物質量に比べてその量は少なく、環境へはさほど大きな影響を与える ことはないものと思われる。
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