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IAC プラン B 御説明会～終結のブルー?プリント～ 2011 年 6 月 10 日インターナショナル?アクセス?コーポレーション佐藤　暁

目次現状プラン A の妥当性プラン B の妥当性結論

12~13m ~33.5m ID 8.9m ~46m ~23.5m ~15m ~11m ~40m 16~17m 燃料交換フロア（オペフロ）原子炉建屋　　（二次格納容器）一次格納容器原子炉圧力容器圧力抑制室（一次格納容器の一部を構成）ドライウェルペデスタル原子炉建屋の諸元　　　　　（ 784MW ）

運転中原子炉停止直後蒸気蒸気蒸気空焚き全交流電源喪失事故（ SBO ）排熱 ?

運転停止後の核燃料からの残留熱定格出力で運転中は、毎時、数千トンの蒸気を発生。停止直後では～ 5% 。「原子炉停止」は、照明のスイッチとは異なる。停止後の経過時間定格出力との比号機 1 2 3 燃料集合体の数 400 548 548 電気出力（ MW ） 460 784 784 熱出力（ MW ） 1,380 2,381 2,381 数時間後の残留熱（ 1% ）（ MW ） 14 24 24

水素脆化長時間空焚き後の　急冷による燃料破損

さもなければ ??? 二酸化ウランの融点＝ 2800℃ ジルコニウム合金の融点＝ 1852℃ 燃料被覆管燃料ペレット隙間

Kr, Xe, I ， Cs Zr + 2H 2 O -> ZrO 2 + 2H 2 ↑+ 576kJ 　爆発性気体と放射性気体の発生元高温の被覆管水蒸気 ~1,500cal/g 水素 1kg の爆発エネルギー（ 120MJ ） = 30kg-TNT 燃料被覆管隙間

停止 70 日後における減衰 I-131, Cs-134, Cs-136, Cs-137, Rb-86, Te-127m, Ba-140, Sr-89, Sr-90, Co-58, Co-60, Ru-103, Ru-196, Am-241, Cm-242, Cm-244, Nb-95, Nd-147, Pr-143, Y-91, Zr-95, Ce-141, Ce-144, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241 32 種がほぼ消滅、 27 種が残存。 9.5 x 10 -8 3 days 2.9 x 10 -11 2 days 8.5 x 10 -22 1 day Remaining Half-Life

原子炉の「空焚き」からメルトダウンまで　　　　　　　　　　　オークリッヂ国立研究所による解析結果　“ BWR Reactor Vessel Bottom Head Failure Modes” (1989) 解析の対象：　 Peach Bottom （ BWR ）　 1050MWe 経過時間現象 40 分炉心上部まで水位が低下 1 時間 21 分炉心支持板まで水位が低下 2 時間 12 分炉心崩壊の始まり 2 時間 13 分炉心支持板のメルト?スルーの始まり 3 時間 43 分炉心中心部の崩落 4 時間 15 分原子炉圧力容器底部まで完全に水が蒸発 4 時間 15 分原子炉圧力容器底部の貫通部が損傷 7 時間 47 分原子炉圧力容器の全体的な崩落

原子炉の「空焚き」からメルトダウンまで　　　　　　　　　　　（ミネソタ州の州民向け原子炉事故対応マニュアルから）

炉心支持板からの融け落ち冷却機能を喪失してから約 2 時間後には発生が予想水蒸気爆発が起こらないことは、過去の数度の実験から実証されている。炉心シュラウド炉心支持板炉心（燃料）溶融した炉心水初期の段階で大量の冷水が注入されない限り、再臨界は起こらない。

炉心支持板からの融け落ちが更に進行実際に炉心冷却機能を喪失してからの経過時間 (5 月 16 日の公式発表による。）号機経過時間 1 14h09m 2 06h29m 3 06h43m

原子炉圧力容器底部の損傷高温クリープによる崩壊は、実際の材料（低合金鋼）の融点（約 1500℃ ）よりも約 240℃ 低い温度で始まり、燃料ペレットの破砕片に高レベルの汚染水が混じって流出する。 ? ? ? ? ? ?

潜在的漏洩箇所（代表部位）原子炉圧力容器の底部の構造と潜在的な漏洩箇所

原子炉圧力容器底部の更なる損傷の進行 ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ドライウェル?サンプ?ピットペデスタルペデスタル入口

原子炉圧力容器の更なる損傷の進行と CCI 反応（溶融炉心とコンクリートの反応）による放射性エアロゾルの大量発生 ? ? ? ? ? ? ペデスタル入口ペデスタル ? ? ? ? ? ? H 2 O, CO 2 H 2 O, CO 2 H 2 , CO エアロゾルエアロゾルエアロゾルエアロゾル

Source: NUREG/CR-6042 Rev.2 溶融炉心とコンクリートの化学反応によって放散される核分裂生成物

? ? ? ? ? ? ペデスタル ? ? ? ? ? ? H 2 , CO H 2 O, CO 2 H 2 O, CO 2 ? 原子炉格納容器のメルト?スルーの始まりペデスタル入口エアロゾルエアロゾルエアロゾルエアロゾル

メルト?ダウンの進行による格納容器の大規模な損傷エアロゾルエアロゾルエアロゾルエアロゾル

大規模な人工岩盤のメルト?スルー（チャイナ?シンドローム）人工岩盤

Source: NUREG/CR-2182 “Station Blackout at Browns Ferry Unit One – Accident Sequence Analysis (Nov. 1981) コンクリート（人工岩盤）のメルト?ダウンに対する進展速度解析 ~2cm/ 分

（参考）　最悪のシナリオ再臨界の可能性水蒸気爆発の可能性完全放置された时の炉心溶融の进展

再臨界炉心シュラウド制御棒炉心溶融炉心大量の冷却水が速やかに注入された場合再臨界放置された場合

蒸気爆発実験的に蒸気爆発が起こらないことは確認されている。炉心シュラウド炉心支持板炉心 Molten Core Water

実験 ? 60% UO2 16% ZrO2 24% ステンレス鋼 2700-deg C 1m 出典 : NUREG/CR-6133 “Fragmentation and Quench Behavior of Corium Melt Streams in Water” (Argonne National Laboratory, Feb. 1994) 冷水飽和温度水 55 - 72% 　凝固 33 - 45% 　凝固溶融炉心を模擬 ~1 % 酸化 ~35 % 酸化 6 回行った実験で、蒸気爆発の発生はゼロ！

? UO2-ZrO2-Zr 出典 : NUREG/CR-6133 “Fragmentation and Quench Behavior of Corium Melt Streams in Water” (Argonne National Laboratory, Feb. 1994) 溶融炉心を模擬飽和温度水 ? UO2-ZrO2 溶融炉心を模擬飽和温度水

完全放置された炉心溶融の進展炉心シュラウド炉心支持板炉心（燃料）溶融炉心水崩壊した燃料集合体溶融金属燃料ペレット　（固体）

Mainly metallic debris (Control Blades, Channel Boxes) Collapsed fuel (ZrO2) from central region of core Continuous boiloff Constant heat source water water

Continuous boiloff Constant heat source Constant heat source In several hours, lower plenum completely dries out. Control Rod Guide Tubes

Constant heat source Relatively undamaged outer radial regions of core Control Rod Guide Tubes

Catastrophic circumferential failure due to creep rupture could eventually occur, in case there is no penetration failures . 6 hours after complete lower plenum dryout

溶融物　 Peach Bottom （ 3,514MWt/1,112MWe ）の場合溶融される構造物重量（ kg ）炉心　　 A. 　ジルカロイ製　　　　被覆管 37,000 　　　　チャンネル?ボックス 22,900 　　　　スペーサ 2,700 　　 B. 　燃料（ UO2 ） 172,500 　　 C. 　ステンレス鋼構造物 16,300 　　 D. 　 B 4 C 粉末 1,150 ステンレス鋼構造物　　 A. 　上部格子板 6,900 　　 B. 　炉心支持板 9,300 　　 C. 　制御棒案内管 88,680 合計 357.43

ドライウェル冠水「水棺」、「冷温停止」達成時の予想状態原子炉ドライウェル冠水達成のための最低水位トーラスダウンカマードライウェルメイン?ベント空気溜り

理想的には、「緑地化」を达成したい???

2004 年 4 月 14 日時点で 86% の進捗

2004 年 9 月 17 日、格納容器を爆破により崩落 2005 年 1 月 19 日現在、 97% の進捗率。

2005 年 5 月 5 日、実質 100% の完了。 2005 年 7 月 25 日、「緑地」を達成。

解体技術における爆破法爆破法を適用して解体したタービン建屋

基礎とその上に設置された使用済燃料保管キャスク垂直保管水平保管

ヤンキー?ロー原子力発電所の場合 533 体の使用済燃料を装荷した 16 基の乾式キャスクが並ぶ保管場所廃炉作業を開始する前の全景（ 1993 年）大部分の解体作業が完了 (12/12/2006) 廃炉解体コスト : $608M 600MWt PWR (1963 – 1991)

緑地を達成（ 9/5/2007 ）ヤンキー?ロー原子力発电所の実绩、及び、今后の解体スケジュール

コンテナ詰め（ 11/20/1996 ）現場から発送（ 4/27/1997 ）鉄路の貨車に積み換えられ、 1800km の輸送に出発地下埋設の処理のためにバーンウェル施設に到着（ 5/7/1997 ）原子炉圧力容器の撤去直径 3.6m x 高さ 8.1m 、重量 165 トン。原子炉圧力容器の内部と外部に 80 トンのコンクリートを充填。

トリチウム（ H-3 ）によって深くまで汚染した膨大な地下の土壌数値は、地下水の H-3 濃度で、単位は pCi/L 。米国環境保護庁による飲料水の基準は 20,000pCi/L 。

Source: NUREG-1350 Vol.21 再処理を行わない場合の使用済燃料に対する最終処分ユッカ?マウンテン計画（放棄） 500 ～ 600m の地下埋設処理施設

スウェーデンの計画 ( 現在も実行に向けて準備中 )

しかし、现実的には余りにも困难が多く、程远い???

Lower Plenum (Region below Core Plate)

号機別対応策対応策 -A 使用済燃料プールは有意な影響を受けてない対応策 -II 2 対応策 -B 対応策 -I 原子炉系は有意な影響を受けていない 4 対応策 -B 対応策 -II 3 対応策 -B 対応策 -II 1 使用済燃料プール原子炉号機

対応策 -II 　号機別運転モード *: 残留熱の推定は 5/11/2011 現在。 **: 各運転モードの詳細は、後述。 ***: 必要最小流量は、特に断りがない限り、冷却媒体の温度上昇 100 度と仮定。 5,000 空気　自然対流 3 5,000 空気　自然対流 3 55,000 He 　強制 1 1,400 1 2 1 2 15,000 空気　強制 2,400 残留熱 * (kWt) 65,000 ( ?T = 150 deg-C) He 　強制 2/3 15,000 空気　強制必要最小流量 *** (Nm 3 /h) 運転モード ** 号機

Mode 1 Mode 2 Mode 3 Mode 2 Mode 3 1Y 2Y 10Y Mode 1 Mode 2 Mode 1 3Y Mode 3 運転モード切替 < 200 200 - 700 > 700 発生熱量の範囲 (kW) 2,400kW 2 号機予想される残留熱発生量　 5/11/2011 2,400kW 3 号機該当せず 0 4 号機 1,400kW 1 号機空気 / 自然対流空気 / 強制 He/ 強制冷却方法 3 2 1 運転モード

ヘリウムの価格 : 200 円 /Nm 3 ヘリウム?ガスの使用による排熱性能の向上 J/kg ? degC 空気に対する比率 W/m ? K 4217 - 0.582 H 2 O ( 液体 ) 1012 1 0.0316 空気 2098 0.77 0.0241 H 2 O ( 蒸気 ) 5192 5.53 0.1663 He 比熱熱伝導率冷却媒体

将来の高温ガス炉にも採用の計画 GT-MHR (Gas Turbine – Module Helium Reactor)

A* B* 追加 Scrubber/Gas Cooler Ventilation System Mode-1/2 Heat Sink Gravel Flow from Suppression Chamber to Drywell *: See “proposed line-up” for system interfaces for A and B for each unit. Option A

Heat Sink Gravel Factors to be considered for selection: High thermal conductivity Radiation shielding High performance to absorb radioactive gas/particle.

Copper Sphere Shell Zeolite Mixing several different constituents may be considered

Unit 1 Core Spray System Helium/Air Injection Point Proposed System Lineup A

Unit 1 Isolation Condenser (Alternative Option) B X

Unit 1 Atmospheric Control System (Alternative Option) B X

To be added To be added Scrubber/Gas Cooler Ventilation System Rx. Bldg. Truck Bay Mode-1/2 Option B1

To be added To be added Scrubber/Gas Cooler Ventilation System Rx. Bldg. Truck Bay Blower Mode-1/2 Option B2

To be added To be added Scrubber/Gas Cooler Ventilation System Rx. Bldg. Truck Bay Mode-2 Option C

Rx. Bldg. Truck Bay Stack Air Gap for Flow Path Air Flow only by Natural Convection Mode-3 See detail “D” See detail “E”

対応策 -B 　号機別運転モード *: 　各運転モードの詳細は、後述。 **: 　必要最小流量は、特に断りがない限り、冷却媒体の温度上昇 100 度と仮定。 ***: 　参考。（ 2 号機にはおいては、対応策 -A が適用可能。） ****: 　ヘリウムガスは、熱伝導率が高く、粘性が低い（配管抵抗）ため、より適正。 1 3 2 2 1 3 6,500 空気　自然対流 13,000 空気　強制 1,800 230 460 70 残留熱　　　　 (kWt) 6,500 空気　強制 3 18,000 He**** 　強制 2*** 70,000 He***, 強制 4 1,930 空気　自然対流 1 必要最小流量 ** (Nm 3 /h) 運転モード * 号機

Mode 3 Mode 2 Mode 1 Mode 1 Mode 2 Mode 3 Mode 3 Mode 2 Mode 3 0.5Y 2Y 5Y 5.5Y 10Y 運転モード切替 *: 　参考。（ 2 号機にはおいては、対応策 -A が適用可能。） < 100 100 - 350 > 350 発生熱量の範囲 (kW) 460kW Unit 2* 予想される残留熱発生量　 5/11/2011 230kW Unit 3 1,800kW Unit 4 70kW Unit 1 空気 / 自然対流空気 / 強制 He/ 強制冷却方法 3 2 1 運転モード

Spent Fuel Racks Spent Fuel Racks Gate Cask Pit A A Spent Fuel Pool (top view) N

Water Level Spent Fuel Racks Spent Fuel Racks Spent Fuel Pool (side view) A-A

Finned Heat Sink Chambers (Copper) Step-1 放熱フィン付除熱チェンバーの設置

Step-2 プレファブ配管モジュールを設置

35cm Cold (Inlet) 2-inch Sch#40 Stainless Steel Hot (Outlet) 2-inch Sch#40 Stainless Steel Convection Cooling 2-inch Copper 配管モジュール

Φ10mm 　　　 (typ. 4) 50mm Approx. 2000mm Approx. 8000mm

A A View A-A Main Header Main Header Main Header Distribution Header Top View

Step-3 除熱材を投入 Water Gravel

Heat Sink Gravel Factors to be considered: High thermal conductivity Radiation shielding High performance to absorb radioactive gas/particle.

水面が徐々に低下 Step-4 換気系を始動

換気用ファン、及び、ガス処理系スクラバー水面運手モード 1 、 2

運転モードヘリウム?ガスの使用による排熱性能の向上不要必要必要浄化系 3 2 1 モード自然対流空気（非汚染）低 (<100kW) 強制冷却空気（汚染）中 (100-350kW) 強制冷却ヘリウム（汚染）高 (>350kW) 動力冷却媒体処理される　熱発生量 J/kg ? degC 空気に対する比率 W/m ? K 4217 - 0.582 H 2 O ( 液体 ) 1012 1 0.0316 空気 2098 0.77 0.0241 H 2 O ( 蒸気 ) 5192 5.53 0.1663 He 比熱熱伝導率冷却媒体

運転モード 3 「自然対流」 Inlet Sleeve Shielded Air Intake Block

運転モード 3 における最終状態全ての汚染機器が原子炉建屋内に封じ込められる。パラダイム?シフト !! 本案の採用により、膨大なコストの節約が期待される。但し、従来の廃炉概念からは著しく逸脱するため、事前に国際社会のコンセンサスを得ておく必要がある。

汚染水処理 (1) 現在、各所に保管されている高汚染水ガラス固化キャニスタ現地貯蔵庫濃縮廃液処理装置セメント砂利汚染したコンクリートの瓦礫　 ( オプション ) 処理水 ( ある程度のレベルの汚染は許容する。）生 < 5,000Bq/cm 3 < 0.065mSv/h 20 v/v% 80 v/v% 石棺化作業

汚染水処理 (2) 淡水化設備セメント砂利生コンクリート < 5,000Bq/cm 3 < 0.065mSv/h 20 v/v% 80 v/v% 取水口にある汚染水瓦礫密封用として利用処理水 ( ある程度のレベルの汚染は許容する。）汚染したコンクリートの瓦礫　 ( オプション )

取水口取水設備逆洗弁ピット制御室タービン建屋原子炉建屋放射性廃棄物処理建屋前 2 号機 1 号機 3 号機 4 号機

石棺化した原子炉建屋航空機テロに対する防護フェンス排気筒その他の建屋を解体して発生した瓦礫を全てまとめて埋設し、コンクリートのブロックに納める。津波の防波堤津波バリア元の海岸線津波の運動エネルギーを減衰させる障害物後

福島第一原子力発電所を襲った津波 ? m 約 50m 2 秒後 4 秒後 12 秒後 15 秒後襲来の直後

使用済燃料と高レベル廃棄物の保管施設ガラス固化したキャニスターの埋設施設凡例 : モニタリング?ポスト地下水サンプリングのポイント防護区域の境界入口新しい敷地境界監視設備処理後の敷地内の主要設備の配置

新産業?新コミュニティー開発地区石棺化した原子炉　　　 (1~4 号機 ) 事故を免れた原子炉　　 (5 、 6 号機 ) 太陽熱エネルギー（例）周辺地域の再興かつての敷地境界

人造物も決して悪くはない??? メンテナンス次第では、数百年、数千年も可能かも???

Source: “The Future of Nuclear Power” (MIT) 残留熱 1/20

Source: “The Future of Nuclear Power” (MIT) 放射能 1/100

「緑地化」は著しく困難な目標です。合理的に達成可能な目標を設定し、早くその計画を立てましょう。プラン B は、今はまだ完璧ではありませんが、そのための一案です。　今後の進め方：代表プラントに対するフィージビリティ?スタディ（コスト、スケジュール、体制）の実施。 Go-No-Go の決定。必要な解析、設計。関係法令、安全審査指針の整備。国内外のコンセンサスの醸成。今後の議論を活発化し、国の主導による立案を推進するため、よろしく御支援をお願い致します。

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