福島第一原子力発電所１号機 格納容器内部調査写真からの随想推理
石川 迪夫
本文の目次
１．映像全体の概要
２．三点の写真
２．１ 空洞写真
２．２ ハウジングの落下状況
２．３ 突起状堆積物
３． ペデスタル壁の空洞化は、どの様にして起きたか
３．１ １号機事故の概要
３．２ 事故に関与したジルカロイ量
３．３ 事故に関与した水量
３．４ ジルカロイ・水反応の特徴
３．５ ジルカロイ酸化物の脆化破損
３．６ ジルカロイ燃焼の防止法；徐冷
３．７ 圧力容器の破損に伴う炉内状況の変化
３．８ ジルカロイ･水反応による1号機の破壊エネルギー
３．９ １号機の炉心溶融と水素爆発
３．１０ ペデスタル壁の損傷と空洞
３．１１ 3000Kの輻射熱
４．写真からの随想
４．１ 福島事故におけるジルカロイ燃焼事故の実例
４．２ 溶融炉心は流れない
４．３ ペデスタルの中の嵐
５．LOCA―ECCS指針との関係
６．結言
1

写真１

ペデスタル内部空洞の写真

2

写真２

制御棒ハウジングの落下写真

3

写真３

３本一組で落下したとみられる制御棒駆動機構ハウジング写真
CRD挿入引抜配管と推定
BOXと推定CRDハウジングと推定

CRDと推定4写真４

突起状堆積物の写真

棚状堆積物の層5

図１

原子炉圧力容器・格納容器の概念図6

補足図１
ＮＳＲＲのプール写真
7

補足図２

燃料破損
8

補足図３

事故時の被覆管温度と燃料棒の状態図（参考文献１の図1.1.6）

9

補足図４

NSRR実験における燃料棒の酸化および分断状況図（参考文献１の図 1.1.4）
10

補足図５ TMI２号機の原子力圧力と事故シーケンス（参考文献１の図1.1.8）

11

表３ジルカロイ・水反応（反応速度に及ぼす温度の影響）
表3 ジルカロイ・水反応（反応速度に及ぼす温度の影響）

温度（℃）

ジルカロイ表面から1mmが酸化する時間

1000
1100
1200
1300
1400
1500
1600
1700
1800
1852（MP）

2４６h（約10日）
８７ｈ（3.6日）
３６ｈ（1.5日）
１６ｈ
８ｈ
4.4ｈ
４６分
２５分
１４分
１１分

12

表１

１号機の主要な事故経緯－その１－

１．地震発生：３月１１日１４時４６分、震度、マグニチュード９.０――原子炉緊急停止
イソコンによる原子炉冷却の開始、１４時５２分
津波襲来、１５時２７分頃―――全電源喪失発生
停電によるイソコン停止（停電の回復：３月２０日頃）
１号機は、全電源喪失に続く、緊急炉心冷却系の不作動と考えれば良い

２．１号機の冷却状況
原子炉の水位
１１日１８時頃――炉心頂部
２０時頃――炉心下部（炉心温度上昇）
２４時頃――炉心の水なくなる（炉心・輻射冷却のみ）（格納容器圧力０．６MPaに上昇）
13

表１

１号機の主要な事故経緯－その２－

空っぽ炉心
１２日２時半頃――原子炉底のクリープ破損発生 （炉心最大温度２０００℃程か？）

原子炉圧力低下、格納容器圧力上昇（約０．８５MPa）炉心燃料の一部、ペデスタル床に落下、冷却か？

１２日５時頃――― 消防車による原子炉へ試験注水（６回、１トン／回）（格納容器圧力０．８MPaに一時上昇）
ジルカロイ・水反応の復活か？

１２日９時―――― 消防車による原子炉注水（２回、７５トン）
注水は炉心に掛からず，圧力容器壁に沿ってペデスタル床上にたまる。

（格納容器圧力０．７５MPaから上昇気味）
１２日１４時半 ― 崩壊熱とジルカロイ・水反応により炉心温度上昇
燃料棒の落下、ペデスタルの水位約２５ｃｍ
ペデスタル床上で、ジルカロイ燃焼の発生

１５時３６分――原子炉建屋の水素爆発

14

補足図６ １号機の主要な事故経緯
3月１１日14時46分

地震発生

⇒

原子炉緊急停止

15時27分 津波襲来⇒全電源喪失
・停電によるイソコン停止
・緊急炉心冷却系の不作動

7

崩壊熱発生割合（％）

注水
5時頃

原子炉水位

618時頃

5

炉心頂部
２０時頃

12日０時頃4

試験注水６m3

炉心下部

15時36分

水素爆発

格納容器耐圧ベント成功
15時
9時
本格注水74m3

冷却水枯渇

水素爆発直前

2時30分圧力容器底クリープ破損

32100511日

10152012日
地震発生からの経過時間（h）

2530

図２ １号機の格納容器圧力の変化（測定値）（参考文献１の図1.2.23より）

16

表２

記録に基づく消防車による代替注水量

17

補足表

１号機のジルカロイ燃焼の計算に使われた材料の量とその結果
ジルカロイ燃焼に使われた材料
ジルカロイ；16トン（全ジルカロイ量の50％）
先行落下燃料、33％、炉心内残留燃料、10％から断定
水；20トン（原子炉への注水量は75トン）
東電作製の消防車の吐出圧と流量を参考に断定
結果
ジルカロイ燃焼による発熱量； １ｘ１０⁸ｋJ
破壊エネルギー量； ６ｘ１０⁷ｋJ
水素ガス発生量； 700Kg
体積； 8000ｍ³（NTP）
80,000ｍ³（3000℃）

18

表４ コンクリートの熱分解現象
表1 コン クリートの熱分解現象
温度（℃）
主な熱分解反応～100
コンクリート中の自由水の蒸発
400～600
水酸化カルシュウムの脱水
600～900
炭酸カルシウムの分解、CO2ガスの発生
1200～1500 ポルトランドセメントの溶融

19

図４

TMI の炉心溶融図（参考文献１の図1.1.1より）

20

写真５ペデスタル内部の外観合成写真

21

軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針
昭和56年7月20日 原子力安全委員会決定
一部改訂平成4年6月11日 原子力安全委員会

3. 基準
ECCSは、配管等の破断による原子炉冷却材喪失時に、炉心の冷却可能な形状を維持しつつ、事故を収束させる機能及び性能を有しなければならない。このことを確認するため、想定冷却材喪失事故の解析を行い、次の基準を満足することを示さなければならない。
(1) 燃料被覆の温度の計算値の最高値は、1,200℃以下であること。
(2) 燃料被覆の化学量論的酸化量の計算値は、酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの15％以下であること。
(3) 炉心で燃料被覆及び構造材が水と反応するに伴い発生する水素の量は、格納容器の健全性確保の見地から、十分低い値であること。
(4) 燃料の形状の変化を考慮しても、崩壊熱の除去が長期間にわたって行われることが可能であること。
22

ご清聴ありがとうございました。

The End23その他の質疑等に応じて使用する可能性のある資料

24

図３

2号機の原子炉圧力変化（測定値）（参考文献１の図1.2.9より）
25

消防ポンプ性能曲線261

SNW・発言する会 石川迪夫先生講演座談会〈補足資料〉“ジルカロイ・水反応”について

2024年6月20日
日本原子力学会シニアネットワーク会員
エネルギー問題に発言する会会員
牧 英夫
1

ジルカロイ・水反応による酸化速度の温度依存性

Φ02Prater and Courtright

10-4

酸 化 膜 反 応速度

10-5◆ 化学反応式
Zr+2H2O⇒ZrO2＋2H2
Δ=-586kJ/mol
・燃料被覆の脆化
・大量の水素発生・大量の反応熱発生◆ 1960～1980年代に、世界的な規模で研究が行われた。それから45年以上経過した今、その重要性が再認識される。

Urbanic andHeidrick

Leistikow et al
Baker and Just(converted)

10-6（ｃm 2/s）

10-7Cathcart
絶対温度の逆数（1/Tｘ（104/K））

10-8

4

5２４００ ２０００ １８００

Leistikow et al
6

１６００

１４００

温度（℃）

7
１２００

8１０００

◆ Baker and Just の式（代表的反応速度式）
ｗ2 = 33.3x106*t*
exp(-45,500/RT)
w ： 反応量t ： 時間

（参考資料：「軽水炉燃料のふるまい」（財）原子力安全研究協会、平成10年7月第４版）

2

ECCS性能評価指針

3

本指針は1975年に制定された① 燃料被覆管の温度の計算値の最高値は、1,200℃以下であること。
② 燃料被覆の化学量論的酸化量の計算値は、酸化反応が著しくなる前 の被覆管厚さの15%以下であること。
③ 炉心で 燃料被覆及び構造材が水と反応するに伴い発生する水素の量は、格納容器の健全性確保の見地から、十分 に低い値であること。
④ 燃料の形状の変化を考慮しても、崩壊熱の除去が長期間にわたって行われることが可能であること。
米国NRCの技術的結論 （1973年）
・LOCA時に燃料被覆が受ける最大のインパクトは再冠水クエンチによる熱衝撃である。

延性破壊『酸化温度が1204℃以下であり、Baker and Justの式で算出した等価被覆酸化量が17%以下であれば被覆管の延性が完全に失われることはない。』（右図にその根拠を示す。）（参考文献：ORNL‐4758
Hobson＆Rittenhouse）

中小口径破断LOCA防止基準の重要性

4

石川論文 第５章 P33～34『 崩壊熱が7％もある大口径破断LOCAは別として、中小口径破断LOCAの場合は、原子炉停止後２時間を経てば、炉心が持つ崩壊熱は１％以下となるから、溶融炉心が出す崩壊熱も小さい。
大口径破断に較べると数倍小さいから、融点2880℃のUO2炉心を溶融させるのは不可能である。僕の粗い仮定での計算では、炉心温度を2000℃程に上昇させるのが精一杯である。
これまで軽水炉で起きた炉心溶融事故は、全て崩壊熱で起きたのではなく、崩壊熱で暖められた炉心に、ジルカロイ燃焼が加わって起きたものばかりである。
福島事故は、②「酸化膜厚さ15%以下」、③「ジルカロイ-水反応によって発生する水素量」のルール※を思い起こせという、天の啓示かもしれない。天の啓示は技術的な課題だけではなく、原子力技術の世界的風潮変化に対しても注意を喚起しているように思える。』（※ “ECCSの性能評価指針”を指す）

超1200 領域での“ジルカロイ燃焼”

5【崩壊熱と反応熱の比較】◆ 1号機では12日0時頃から超1200℃状態となった。
◆ 石川論文では、超1200℃でのジルカロイ・水反応を“ジルカロイ燃焼”と呼んでいる。
◆ Baker-Justの式 ｗ2 = 33.3x106・t・exp(-45,500/RT)
を適用してジルカロイ・水反応速度を試算した。
（ｗ：単位面積当たりの反応ジルカロイ重量、ｔ：時間）
温度
（℃）

1,000
1,100
1,200
1,300
1,400
1,500
1,600
1,700
1,800
1852(MP)

A.崩壊熱 ※1（x10 6 J/s)

B.ジルカロイ・水反応
平均発熱量 ※2（x10 6 J/s)

平均発熱量/崩壊熱（B/A）

8.3

0.23
0.65
1.6
3.6
8.0
1374
136244309

0.03
0.1
0.2
0.4
1.029162937※1 12日0時頃の崩壊熱を0.6%とした。
※2 平均発熱量=〔ジルカロイ装荷量32tの総発熱量〕/〔ジルカロイ1mmの酸化時間〕

超1200 炉心に注水するとどうなる？

6【 PBF‐PCM実験でのジルカロイ燃焼】
石川論文 3.4節 P16
PCM実験は、原子炉の中で燃料棒表面温度を2000℃近辺に加熱して膜沸騰状態におき、15分間その状態を続けた。その間、被覆膜は破れず、少量の放射能が実験ループの中に漏れ出ただけであったという。酸化膜はこれほど強靱なのだ。
高温保持時

冷却中（内側は高温のまま）

急冷

無数の割れ⇒ジルカロイ燃焼
石川論文 3.6節 P17
実験を終えたPBFは、原子炉を停止して、実験ループに水を入れた｡ 途端に、ループの内部の圧力が大きく上昇して、ループへの送水が一時停止した。燃料棒は粉々に壊れて、放射線高のアラームがループに発生した。

中小口径破断LOCA・冷却遅延時の事故拡大防止7

石川論文 4.1節 P24～28
超1200℃状態◆ ジルカロイ燃焼防止のため“注水厳禁！”
１号機のジルカロイ装荷量＝32トンZr＋2H2O⇒ZrO2＋H2
Δ=-586kJ/mol
・ 発生水素量=9000Nm3（PCV体積の1.5倍）
・ 発熱量=2x1011J＝56MWh◆ 冷却水が残留 している場合

徐冷
鉄則

注水
冷却後

【手順】
・ 格納容器耐圧ベント
・ 注水準備の確認
・ 原子炉安全弁開放（減圧沸騰冷却）・ 時間を置かず注水◆ 冷却水が枯渇 した場合
【手順】
・ 格納容器耐圧ベント
・ 加熱蒸気中でジルカロイが燃え尽きるまで放置・ 注水ジルカロイ材料技術の再構築◆ 米国海軍Rickover提督指導の基に開発されたジルカロイは、1950年代初頭にノーチラス号の燃料被覆管として使用された。
◆ ジルカロイは、“中性子吸収断面積が小さいこと”、“冷却水中の耐食性に優れていること“、”UO2燃料との両立性がよいこと“、“適度な機械的強度を有すること”など、他の材料では求めえない特性を有している。
このため、軽水炉の主要炉心材料として世界中で使用され、国内のジルカロイ産業も確立された。
◆ しかし、福島第一原子力発電所事故を境に燃料材料の開発は、事故耐性燃料材料を求める流れとなり、ジルカロイ産業界も活動を停止したままである。
事故耐性燃料材料開発は、その成否は不明であり、成功するとしても、大規模かつ長期間を必要とする。
◆ 今後ともジルカロイ依存時代は長期化する。
重要炉心材料の安定調達と軽水炉安全確保のために、ジルカロイ産業と材料技術の強化が望まれる。

8

NRA の新規制基準における深層防護の考え方とジルカロイ・水反応に対する基準に対する問題提起（私見）－その１－
川上博人

NRA の新規制基準における深層防護の考え方とジルカロイ・水反応に対する基準に対する問題提起（私見）－その２－