ジルコニウム火災
水が失われ燃料が空気中に露出すると、燃料被覆管は崩壊熱により温度が上昇し、それとともに空気中の酸素分子あるいは水蒸気中の酸素によって酸化反応が活発となり、追加の大きな熱を生成する。 水蒸気と反応する場合は、水素ガスも発生させることになる。
Zr + O2 → ZrO2 (熱 12 MJ/kg) Zr + 2H2O → ZrO2 + 2H2 (熱 5.8 MJ/kg)
(ただし、括弧内は反応にともなう生成熱を質量あたりで表し、単位 MJ/kg はメガジュール毎キログラム)。 後者の水蒸気との酸化還元反応(ジルコニウム=水反応)は原子炉の冷却材喪失事故でも起こるものである。
酸化反応はセ氏900度 (°C) 以下ではゆっくりだが、それ以上になると急激に進行するようになる。 およそセ氏1200度になると反応は自律的に暴走しジルコニウム火災となる。 燃料被覆管の一部で発火すると、燃焼前線を作って被覆管上を伝い広がっていき、また周囲の被覆管に延焼する。 酸化した被覆管は脆くなって破損にいたり、さらに、セ氏1800度以上まで温度が上昇すると、燃料と被覆管の混合物が溶融状態となる。
プール内の使用済み核燃料の崩壊熱は、一般に原子炉の燃料の崩壊熱よりずっと小さいことなどにより、1975年のラスムッセン報告(WASH-1400、英語版)以来、プールの冷却材喪失事故によるリスクも原子炉より小さいと評価されてきた。 1970年代後半から1980年代にかけて米エネルギー省の研究所によってプールにおけるジルコニウム火災が起こる条件の研究が進み、 一方でプールの燃料も当初の計画と異なって過密化が進んだものの、 その後の米NRCによる幾度かの再分析においても特別な措置は必要ないとされた。
2001年2月、廃炉が決まった原発のプールを対象とする安全性評価を扱った米NRCの報告書 (Collins & Hubbard 2001) でも「ジルコニウム火災がもたらす帰結は深刻になりうる」と認めつつ、確率(論)的リスク評価 (probabilistic risk assessment, PRA) 手法に基づいて「ジルコニウム火災の見込みは極めて小さいため、リスクは小さい」としていた。 すなわち、この報告では、廃止された原発での燃料の露出は地震や燃料の落下事故によるものが主たる可能性であって、それはおよそ40万–170万年に1度の頻度に過ぎないと評価し、 ジルコニウム火災発生時の大きな被害はそれによって相殺されるため、時間あたりの公衆の死亡リスクの目標値(定量的健康目標、QHO)が達成されていると評価された。