コアキャッチャーが有っても、水蒸気爆発の可能性

工学では、液体や気体が外部に漏れないようにする部品や素材の総称したり、そうした装置をシール（英: seal）という。
東京電力福島第一原発の2号機、3号機の発災後の経過では、メルトスルー前の炉から漏水は指摘されている。
「再循環系（PLR）ポンプメカシールからの炉水の漏えいが考えられる。通常、PLR ポンプメカシールでは、制御棒駆動機構（CRD）ポンプから供給されるシール水により炉水をシールし、シール水の一部が PLR ポンプ主軸部からD/W 機器ドレンサンプに滴下する構造（この滴下量をコントロールブリードオフ流量という）となっているが、外部電源喪失時には CRD ポンプからのシール水の供給が失われるため、高温の炉水が PLR ポンプ主軸部から D/W 機器ドレンサンプに滴下していたものと考えられる。」（原子力保安院）
http://www.meti.go.jp/press/2011/12/20111222015/20111222015.pdf

BWRの制御棒は原子炉RPVの底面から押し上げられる。BWRでは、通常操作時、緊急（スクラム）時とも水圧で制御棒を駆動する。ABWRでは、通常操作時には電動で駆動し、緊急時には水圧で駆動する。運転時は炉水が駆動機構から出ようとする高圧が常時働くから、シール（封じ込め）で制御棒駆動機構（CRD）ポンプで高圧の水（制御棒シール水）を送っている。これも外部電源喪失時にはポンプからのシール水の供給が失われるため、高温の炉水が漏れ出る箇所になる。

このようなメカニカルな大量漏水だけではない。格納容器の高温高圧状態を改善するために、散水スプレイが行われている。3号機では13日07時39分から始まり、08時40分から09時10分頃に停止している。その間格納容器の圧力は低下している。この格納容器ドライウエルの散水量は明らかにされていない。シビアアクシデントの対応策マニュアルでは1時間当り120トン以上の水流量でないと散水水滴が冷却に適した大きさ（直径約2ミリ）にならないと記されている。このマニュアルの水流量で1時間スプレイされたとすると格納容器に約120トンの水が散水され、それで凝縮し生成した復水と共に、格納容器下部に蓄水していたことになる。

　 PWRでは、マニュアルではスプレイ流量は約130トン/時である。（関西電力資料　http://www.nsr.go.jp/committee/yuushikisya/ooi_genjyou/data/0005_03.pdf）

コアキャッチャーを設置すると、こうした水が、メルトスルー前にコアキャッチャー上面に溜まっていることになる。その水溜りに高温の溶融核燃料が落下していく。東電核災害では幸いにして大規模なPCVを破損する水蒸気爆発は起きなかったようだが、これでは水蒸気爆発の可能性がある。

BWRのコアキャッチャー、GEヒタチと東芝のコアキャッチャーでは冷却水プールからコアキャッチャー底部の冷却水入口から、流路に入る。流路は出口方向が高くなよう傾斜が着いている。炉心溶融物の熱を流れ込んだ冷却水が吸収・除熱し、沸騰し水蒸気が生まれる。傾斜流路上部の出口付近では水蒸気と水が混じった状態で流れていく。東芝の実験では「蒸気量が増えて，ボイド率が約30%になる傾斜流路の出口近傍では，二相流と冷却水の界面は振動しており，冷却水が周期的に加熱面に接触することで，冷却水が加熱面に供給されている様子が観察された。」http://www.scej.org/kagakukogaku_shi/mokuji/76/7609.pdf

　出口であるライザからは水蒸気とまだ液体の冷却水が出る。水蒸気は格納容器PCVの気相部に拡散する。冷却水は溶融物上面に流れ込み、水プールを作る。その上面に出来るプール水の沸騰によって除熱・冷却が進む。さて、溶融物が一度に落下するなら、落ちた溶融物の上面にプールができると単純化できる。
東京電力福島第一原発の発災後の経過を顧みると、五月雨式に落下している。つまり、先に落下した溶融物でコアキャッチャーが作動してできつつある水プールに五月雨式に後から溶融物が落下してくる。そうしたシナリオが当然想定できる。それが溶融物の塊が複数で、時間差や落ち場所に距離が場合も想定される。調べた限りでは、炉心溶融物の研究やモデル化実験ではこうした場合は、水蒸気爆発が起こり易い状態になる。こうした爆発が起きると、小さなものでもコアキャッチャーは損傷するだろう。

　コアキャッチャーやLower Drywell Flooder は、炉心溶融物が10分程度で大半落下しきるメルト―スルーを想定して設計されている。東電核災害での経過を顧みると、五月雨式に後から後から、溶融物の塊が複数で落下するメルトスルーする場合などを考慮した技術、溶融物が原子炉格納容器PCVの下部コンクリートを溶融貫通することを防ぐ技術が求められていると考えられる。

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