冷却材喪失事故

軽水炉における冷却材喪失事故（LOCA）

軽水炉は、原子炉内の核分裂反応で発生した熱を、冷却材である軽水によって除去し、発電に利用する原子炉です。この軽水は、冷却材として熱を運び、同時に中性子を減速させる減速材としての役割も担っています。しかし、配管の破損などによって冷却材が大量に流出してしまうと、炉心の冷却機能が損なわれ、深刻な事故につながる可能性があります。これが冷却材喪失事故（LOCA: Loss-of-Coolant Accident）です。

事故のメカニズム

LOCAは、通常運転時に高温高圧下にある冷却材が、圧力容器や配管の破損、あるいはバルブの誤作動によって急激に流出することから始まります。冷却材の喪失によって、炉心内の燃料集合体が蒸気に晒され、温度が急上昇します。制御棒の挿入によって核分裂連鎖反応は停止に向かいますが、核燃料は核分裂生成物の崩壊熱によって依然として高温を維持します。適切な冷却が行われない場合、炉心溶融といった深刻な事態を引き起こし、放射性物質の外部への放出につながる可能性があります。

LOCA対策の歴史

初期の原子炉は出力規模が小さかったため、格納容器のみで放射性物質の封じ込めを図ることが可能だと考えられていました。しかし、原子炉出力の増大に伴い、炉心冷却機能の喪失に対する懸念が高まり、非常用炉心冷却装置（ECCS: Emergency Core Cooling System）が開発・導入されるようになりました。ECCSは、LOCA発生時に自動的に低温の冷却材を炉心に注入し、炉心の過熱を防ぐためのシステムです。

しかし、ECCSの作動にも人為的なミスや、外部電源喪失といった不測の事態が影響を及ぼす可能性があります。スリーマイル島原子力発電所事故はその典型的な例であり、ECCSの機能不全が事故拡大の大きな要因となりました。

近年の原子炉設計では、外部電源に依存しない受動的安全性が重視されています。重力や自然対流を利用した冷却システムの導入により、外部電源が喪失した場合でも、原子炉の冷却を継続できるようになっています。

LOCA防止のための技術的対策

LOCAの発生を防止し、あるいはその影響を軽減するための技術的対策も数多く開発されています。反応度係数の制御は重要な要素であり、近年の原子炉では、水が蒸発すると出力が低下する負の反応度係数を有する設計が主流となっています（ただし、すべての原子炉型式に当てはまるわけではありません）。

さらに、ペブルベッド炉のように、冷却材の喪失時に自動的に臨界状態が停止する原子炉や、大量の吸熱剤、バックアップ冷却システム、自律冷却型格納容器などを備えた原子炉も開発されています。これらの技術は、LOCA発生時のリスクを大幅に低減することに貢献しています。

事故の段階

LOCAが発生した場合、以下の段階を経て深刻な事態に発展する可能性があります。

1. 冷却材・減速材の蒸発: 事故発生直後、制御棒の挿入により核分裂連鎖反応は停止しますが、核分裂生成物の崩壊熱により冷却材は蒸発を続けます。
2. 核燃料の融解（炉心溶融）の開始: 冷却材が蒸発した後、崩壊熱によって核燃料の温度が上昇し、融点に達すると核燃料の融解が始まります。
3. 融解した核燃料による原子炉圧力容器の溶融: 融解した核燃料は、原子炉圧力容器を溶かして外部へ放出される可能性があります。

これらの段階の進行速度は、崩壊熱の発生量、核燃料の熱容量、核燃料の融点、原子炉圧力容器の材質などによって異なります。

まとめ

LOCAは原子力発電所の安全性にとって極めて重要な課題であり、その防止と影響軽減のための技術開発は現在も継続されています。安全設計の高度化、運転員の訓練、厳格な規制の遵守など、多角的なアプローチによって、LOCAのリスクを最小限に抑えることが不可欠です。

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