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== 原子炉スクラム〜炉心損傷 ==
{{DISPLAYTITLE:1号機の事故進展}}
1号機における事故進展推定シナリオを，原子炉スクラム後約24時間（水素爆発）までについて，[[:File:1号機事故進展 事故発生24時間後まで.png|図1.1]]に示す。緊急注水系が機能せず，事故初期段階においてほとんど注水が実施されなかったことから，スクラム後4～5時間後には炉心損傷が始まり，炉心部に高温の溶融燃料プールが形成された可能性が高い。高温の燃料デブリによって炉内のシュラウド等構造物の損傷・溶融が起こった可能性がある<ref name="IRID2018" />。
 
[[file:1号機事故進展 事故発生24時間後まで.png|thumb|none|700px|図1.1: 1号機事故進展 事故発生24時間後まで|リンク=Special:FilePath/1号機事故進展_事故発生24時間後まで.png]]
 
== 炉心損傷〜燃料デブリの下部プレナム移行 ==
スクラム後11～12時間後には高温の燃料デブリが下部プレナムへスランピングしたと推定される。ここまでのシナリオ（RPVの減圧が行われず，炉心に冷却水が存在した条件での炉心損傷開始，下部プレナムへの短時間でのスランピング）という点で，1号機初期の事故進展はTMI-2と類似している可能性がある。スランピング時の下部プレナムにおける冷却水残量や伝熱状態によっては，燃料デブリがすべて固化しなかった可能性もある。下部プレナムにおいて燃料デブリが一度固化したか溶融状態であったかについては不確かさが大きい。
 
== 燃料デブリの下部プレナム移行〜RPV破損 ==
RPV破損時までには燃料デブリは下部プレナムで一部が再溶融し，溶融プールが再度形成された可能性がある。スクラム後およそ15時間後の3/12 6:00過ぎから約25分の間にD/W圧力が上昇しており，このタイミングでRPVが破損し，約25分という短時間に高温の燃料デブリのペデスタルへの移行が起こったと考えられる。水位計データに関して，原子炉水位計測の原理図を[[:File:原子炉水位計測の原理図.png|図1.2]]に示す。水位計は，炉心損傷開始後には基準面器配管内部の水の蒸発によって，正しい値を示していなかったと推定される。炉側配管についてはドライアウト後もある程度の水は残っていたと推定されるが，3/12 6:30から水位計データは水位の減少を示しており，これが炉側配管内の水が蒸発したことに対応していると考えられる（[[:File:1号機事故進展 圧力・炉心水位・正門付近線量計.png|図1.3]]）。燃料デブリがペデスタルに移行したことで格納容器内部の温度が上昇し，炉側配管内の水が蒸発したと考えられ，この時刻以降は格納容器側に熱源が存在していることとなる。正門付近で測定された線量についても，限定的ではあるが3/12 6:00以降に上昇がみられる。ただし，風向きや風速に大きく影響されるため，単純な推測は難しい。D/W圧力，水位計および正門付近線量計を併せたこれらの推定により，3/12 6:00過ぎから約25分の間に燃料デブリがRPVからペデスタルへ移行したと推定した。
[[file:原子炉水位計測の原理図.png|thumb|none|400px|図1.2: 原子炉水位計測の原理図<ref name="tepco"/>|リンク=Special:FilePath/原子炉水位計測の原理図.png]]
[[file:1号機事故進展 圧力・炉心水位・正門付近線量計.png|thumb|none|700px|図1.3: 1号機事故進展（圧力・炉心水位・正門付近線量計）|リンク=Special:FilePath/1号機事故進展_圧力・炉心水位・正門付近線量計.png]]
 
== RPV破損〜水素爆発 ==
原子炉スクラム後約1か月後までについて，[[:File:1号機事故進展 事故発生4週間後まで.png|図1.4]]に示す。ほぼ全量の燃料デブリがペデスタルに移行し，ペデスタル床一面にデブリが広がり，[[MCCI]]が発生し，コンクリートは浸食されている可能性が高い。ただし，MCCIがどの程度起こっているかについての不確かさは大きい。これはRPV破損によってペデスタルに移行した時点，及びその後の燃料デブリの熱状態の不確かさが大きいためである。3/12 6:00以降，D/W圧は約0.74 MPaでほぼ一定となっており，これはPCVトップフランジのリークが生じる“閾”圧力となっていると推測される。約0.74 MPa を超えている期間に関しては，ペデスタル内で発生した高温蒸気によって，D/W圧が上昇しているものと思われ，これに対応して燃料デブリの一部は急激に冷却されていると考えられる。Uを含んだ粒子が原子炉建屋ウェルプラグで確認されているが，これらの粒子は上昇気流によってD/W上部に運ばれ，PCVトップフランジを経由して，原子炉建屋ウェルプラグまで到達したと推測される。1号機では3/12 15:36に原子炉建屋において水素爆発が起きている。水素発生の原因としては，炉心における冷却水-Zr反応およびMCCIが挙げられるが，前者による水素の多くは既に原子炉建屋から排出されていた可能性が高い。水素の放出経路としては以下の2つが考えられる。
*炉心で発生した水素→逃し安全弁（SRV）→S/C→D/W→PCVトップフランジ→原子炉建屋
*MCCIで発生した水素→D/W→PCVトップフランジ→原子炉建屋
 
[[file:1号機事故進展 事故発生4週間後まで.png|thumb|none|700px|図1.4: 1号機事故進展 事故発生4週間後まで|リンク=Special:FilePath/1号機事故進展_事故発生4週間後まで.png]]
 
== 水素爆発以降 ==
高温の燃料デブリがペデスタルへ移行した後，約10日間にわたりペデスタルには十分な冷却水が注入されなかった可能性がある。そのため，ペデスタル内には高温水蒸気（STAR-CCM+コードを用いた概略解析<ref name="IRID2018" />によると約400°C）が充満し，ペデスタル内壁は輻射によって加熱（STAR-CCM+コードを用いた概略解析<ref name="IRID2018" />によると約800°C）されたことが推定され，この段階でコンクリートやその他の構造材の一部が損傷した可能性がある。また，溶融した燃料デブリの凝固メカニズムは，燃料デブリの特性に大きく影響する可能性がある。特に，燃料デブリが徐冷されたのか急冷されたのかは重要なパラメータになると考えられる。
 
== 事故後の状態および内部調査結果 ==
<pre style="color: red">※最終状態のまとめと、推定図および内部調査結果の比較等を記載</pre>
 
== 関連研究 ==
以下の表は、福島第一原子力発電所の廃炉及び原子力発電の安全性向上に資する観点で、既存及び進行中の研究をまとめたものである。東京電力HDは、廃炉作業の進展や原子力発電の安全技術を継続的に改善することを目的として、事故発生後の詳細な進展メカニズムの未確認・未解明事項を抽出し、調査・検討結果をまとめており（[https://www.tepco.co.jp/decommission/information/accident_unconfirmed/ 福島原子力事故における未確認・未解明事項の調査・検討結果報告]）、その中で不確かさの大きいもの、未解明のものについても記載する。
{| class="wikitable"
{| class="wikitable"
|+関連研究一覧表（案）
|+1号機の事象
!
! colspan="2"|日時
! colspan="5" |事故進展過程
!事象
!分類
!style="width: 50%"|参照文献・推定根拠等
|-
|-
!関連事象　
|2011年3月11日
!〜炉心損傷
|14:46
!〜下部プレナム移行
|地震発生
!〜RPV破損
|○
!〜水素爆発
|
!水素爆発以降
|-
|-
|熱水力（RPV内）
|
|
|
|
|
|14:48
|原子炉スクラム
|○
|H24.6.20 報告「福島原子力事故調査報告書」7.1(2)津波による設備被害」
|-
|
|
|14:48
|MSIV 閉
|△
|「6.過渡現象記録装置データ」※1
主蒸気流量が 0 となる時刻と MSIV 閉を示す信号の時刻に多少ずれがあるものの概ね14:48 前後であることから、解析では MSIV 閉止後の RPV 圧力変化を合わせるため 14:48 に MSIV 閉止と設定。
|-
|-
|熱水力（RPV外）
|
|
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|
|
|
|14:52
|IC(A)(B)自動起動
|○
|「6.過渡現象記録装置データ」※1
|-
|-
|炉心物質溶融挙動（炉心部）
|XR-2試験
CMMR試験
CLADS-MADE試験
|
|
|
|
|
|15:03頃
|IC(A)停止
|○
|「6.過渡現象記録装置データ」※1
|-
|-
|炉心物質溶融挙動（炉心部以外）
|
|
|LIVE試験
|
|
|
|15:03頃
|IC(B)停止
|○
|「6.過渡現象記録装置データ」※1
|-
|-
|FP放出
|
|
|
|
78行目: 51行目:
|
|
|-
|-
|RPV破損
|
|
|15:17
|IC(A)再起動
|○
|「6.過渡現象記録装置データ」※1
|-
|
|
|H30•1F推進費<ref group="*">H30・1F推進費　総合的な解析手法による2・3号機RPV内外のデブリ・構造材状況把握の高度化</ref>
|15:19
 
|IC(A)停止
|
|○
|「6.過渡現象記録装置データ」※1
|-
|
|
|15:24
|IC(A)再起動
|○
|「6.過渡現象記録装置データ」※1
|-
|-
|MCCI
|
|
|
|
|
|
|15:26
|IC(A)停止
|○
|「6.過渡現象記録装置データ」※1
|-
|-
!未解明問題
|
|
|
|
|
|
|15:32
|IC(A)再起動
|○
|「6.過渡現象記録装置データ」※1
|-
|-
!備考
| colspan="5" |
<references group="*" />
|}
{| class="wikitable"
|+未解明問題リスト（1号機）（案）
!
! colspan="5" |関連する事故進展過程
!
!
|-
!課題
!〜炉心損傷
!〜下部プレナム移行
!〜RPV破損
!〜水素爆発
!水素爆発以降
!備考
!検討結果・検討経過
|-
|[https://www.tepco.co.jp/decommission/information/accident_unconfirmed/pdf/2017/171225j0105.pdf#page=18 水素による IC の除熱劣化]
|●
|
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|
|
|
|[https://www.tepco.co.jp/decommission/information/accident_unconfirmed/pdf/2017/171225j0116.pdf ○]
|15:34
|IC(A)停止
|○
|「6.過渡現象記録装置データ」※1
|-
|-
|[https://www.tepco.co.jp/decommission/information/accident_unconfirmed/pdf/2017/171225j0105.pdf#page=19 IC 動作の場合の挙動]
|●
|
|
|
|
|
|
|[https://www.tepco.co.jp/decommission/information/accident_unconfirmed/pdf/2017/171225j0116.pdf ○]
|15:37
|全電源喪失
|○
|「6.過渡現象記録装置データ」※1
|-
|-
|[https://www.tepco.co.jp/decommission/information/accident_unconfirmed/pdf/2017/171225j0105.pdf#page=20 指示不良後の原子炉水位計指示値の挙動]
|2011年3月12日
|●
|14:30
|●
|格納容器圧力低下確認（ベント）
|●
(10:17 圧力抑制室側AO弁操作を実施)
|●
|△
|
|H23.5.16 報告 7.各種操作実績取り纏め。
|
 
|[https://www.tepco.co.jp/decommission/information/accident_unconfirmed/pdf/2017/171225j0115.pdf ○]
格納容器圧力の低下から14:30 に格納容器ベントがなされたことを判断したが、解析上では実測された格納容器圧力の推移にあうよう14:11にベント弁開を仮定した。
|-
|-
|[https://www.tepco.co.jp/decommission/information/accident_unconfirmed/pdf/2017/171225j0105.pdf#page=21 地震の影響による LOCA の可能性]
|●
|
|
|
|
|
|15:27
|格納容器ベント弁閉止
|△
|
|
|[https://www.tepco.co.jp/decommission/information/accident_unconfirmed/pdf/2017/171225j0112.pdf ○]
|-
|-
|[https://www.tepco.co.jp/decommission/information/accident_unconfirmed/pdf/2017/171225j0105.pdf#page=22 原子炉圧力容器の気相漏えい]
|●
|●
|●
|●
|●
|
|
|未検討
|15:36
|1号機原子炉建屋爆発
|○
|H23.5.16 報告 7.各種操作実績取り纏め
|-
|-
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|
|
|
|
174行目: 120行目:
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|-
|-
|
!凡例
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| colspan="4" |○：記録あり　△：記録に基づき推定　□：その他の推定
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!
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| colspan="4" |※1 「6.過渡現象記録装置データ」を根拠とする事象イベントは、 3/11 14:42:03 から約 35 分間の 10ms 周期データ(H23.5.16 報告) と 3/11 12:00:59~15:36:59 の間の 1min 周期データ(H25.7.17 報告)に基づき設定。
|
※2 全交流電源喪失以降の IC の動作についても不明な点があるものの、機能したことの記録が不足していることから、IC の機能が喪失し ているものと仮定。
|
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|
|}
|}
== 原子炉スクラム〜炉心損傷 ==
1号機における事故進展推定シナリオを，原子炉スクラム後約24時間（水素爆発）までについて，[[:File:1号機事故進展 事故発生24時間後まで.png|図1.1]]に示す。緊急注水系が機能せず，事故初期段階においてほとんど注水が実施されなかったことから，スクラム後4～5時間後には炉心損傷が始まり，炉心部に高温の溶融燃料プールが形成された可能性が高い。高温の燃料デブリによって炉内のシュラウド等構造物の損傷・溶融が起こった可能性がある<ref name="IRID2018" />。
[[file:1号機事故進展 事故発生24時間後まで.png|thumb|none|700px|図1.1: 1号機事故進展 事故発生24時間後まで|リンク=Special:FilePath/1号機事故進展_事故発生24時間後まで.png]]
== 炉心損傷〜燃料デブリの下部プレナム移行 ==
スクラム後11～12時間後には高温の燃料デブリが下部プレナムへスランピングしたと推定される。ここまでのシナリオ（RPVの減圧が行われず，炉心に冷却水が存在した条件での炉心損傷開始，下部プレナムへの短時間でのスランピング）という点で，1号機初期の事故進展はTMI-2と類似している可能性がある。スランピング時の下部プレナムにおける冷却水残量や伝熱状態によっては，燃料デブリがすべて固化しなかった可能性もある。下部プレナムにおいて燃料デブリが一度固化したか溶融状態であったかについては不確かさが大きい。
== 燃料デブリの下部プレナム移行〜RPV破損 ==
RPV破損時までには燃料デブリは下部プレナムで一部が再溶融し，溶融プールが再度形成された可能性がある。スクラム後およそ15時間後の3/12 6:00過ぎから約25分の間にD/W圧力が上昇しており，このタイミングでRPVが破損し，約25分という短時間に高温の燃料デブリのペデスタルへの移行が起こったと考えられる。水位計データに関して，原子炉水位計測の原理図を[[:File:原子炉水位計測の原理図.png|図1.2]]に示す。水位計は，炉心損傷開始後には基準面器配管内部の水の蒸発によって，正しい値を示していなかったと推定される。炉側配管についてはドライアウト後もある程度の水は残っていたと推定されるが，3/12 6:30から水位計データは水位の減少を示しており，これが炉側配管内の水が蒸発したことに対応していると考えられる（[[:File:1号機事故進展 圧力・炉心水位・正門付近線量計.png|図1.3]]）。燃料デブリがペデスタルに移行したことで格納容器内部の温度が上昇し，炉側配管内の水が蒸発したと考えられ，この時刻以降は格納容器側に熱源が存在していることとなる。正門付近で測定された線量についても，限定的ではあるが3/12 6:00以降に上昇がみられる。ただし，風向きや風速に大きく影響されるため，単純な推測は難しい。D/W圧力，水位計および正門付近線量計を併せたこれらの推定により，3/12 6:00過ぎから約25分の間に燃料デブリがRPVからペデスタルへ移行したと推定した。
[[file:原子炉水位計測の原理図.png|thumb|none|400px|図1.2: 原子炉水位計測の原理図<ref name="tepco"/>|リンク=Special:FilePath/原子炉水位計測の原理図.png]]
[[file:1号機事故進展 圧力・炉心水位・正門付近線量計.png|thumb|none|700px|図1.3: 1号機事故進展（圧力・炉心水位・正門付近線量計）|リンク=Special:FilePath/1号機事故進展_圧力・炉心水位・正門付近線量計.png]]
== RPV破損〜水素爆発 ==
原子炉スクラム後約1か月後までについて，[[:File:1号機事故進展 事故発生4週間後まで.png|図1.4]]に示す。ほぼ全量の燃料デブリがペデスタルに移行し，ペデスタル床一面にデブリが広がり，[[MCCI]]が発生し，コンクリートは浸食されている可能性が高い。ただし，MCCIがどの程度起こっているかについての不確かさは大きい。これはRPV破損によってペデスタルに移行した時点，及びその後の燃料デブリの熱状態の不確かさが大きいためである。3/12 6:00以降，D/W圧は約0.74 MPaでほぼ一定となっており，これはPCVトップフランジのリークが生じる“閾”圧力となっていると推測される。約0.74 MPa を超えている期間に関しては，ペデスタル内で発生した高温蒸気によって，D/W圧が上昇しているものと思われ，これに対応して燃料デブリの一部は急激に冷却されていると考えられる。Uを含んだ粒子が原子炉建屋ウェルプラグで確認されているが，これらの粒子は上昇気流によってD/W上部に運ばれ，PCVトップフランジを経由して，原子炉建屋ウェルプラグまで到達したと推測される。1号機では3/12 15:36に原子炉建屋において水素爆発が起きている。水素発生の原因としては，炉心における冷却水-Zr反応およびMCCIが挙げられるが，前者による水素の多くは既に原子炉建屋から排出されていた可能性が高い。水素の放出経路としては以下の2つが考えられる。
*炉心で発生した水素→逃し安全弁（SRV）→S/C→D/W→PCVトップフランジ→原子炉建屋
*MCCIで発生した水素→D/W→PCVトップフランジ→原子炉建屋
[[file:1号機事故進展 事故発生4週間後まで.png|thumb|none|700px|図1.4: 1号機事故進展 事故発生4週間後まで|リンク=Special:FilePath/1号機事故進展_事故発生4週間後まで.png]]
== 水素爆発以降 ==
高温の燃料デブリがペデスタルへ移行した後，約10日間にわたりペデスタルには十分な冷却水が注入されなかった可能性がある。そのため，ペデスタル内には高温水蒸気（STAR-CCM+コードを用いた概略解析<ref name="IRID2018" />によると約400°C）が充満し，ペデスタル内壁は輻射によって加熱（STAR-CCM+コードを用いた概略解析<ref name="IRID2018" />によると約800°C）されたことが推定され，この段階でコンクリートやその他の構造材の一部が損傷した可能性がある。また，溶融した燃料デブリの凝固メカニズムは，燃料デブリの特性に大きく影響する可能性がある。特に，燃料デブリが徐冷されたのか急冷されたのかは重要なパラメータになると考えられる。
== 事故後の状態および内部調査結果 ==
<pre style="color: red">※最終状態のまとめと、推定図および内部調査結果の比較等を記載</pre>
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<references group="a" />
'''参考文献'''
'''参考文献'''
<references>
<references>

2021年6月10日 (木) 10:01時点における最新版

1号機の事象
日時 事象 分類 参照文献・推定根拠等
2011年3月11日 14:46 地震発生 ○
14:48 原子炉スクラム ○ H24.6.20 報告「福島原子力事故調査報告書」7.1(2)津波による設備被害」
14:48 MSIV 閉 △ 「6.過渡現象記録装置データ」※1

主蒸気流量が 0 となる時刻と MSIV 閉を示す信号の時刻に多少ずれがあるものの概ね14:48 前後であることから、解析では MSIV 閉止後の RPV 圧力変化を合わせるため 14:48 に MSIV 閉止と設定。

14:52 IC(A)(B)自動起動 ○ 「6.過渡現象記録装置データ」※1
15:03頃 IC(A)停止 ○ 「6.過渡現象記録装置データ」※1
15:03頃 IC(B)停止 ○ 「6.過渡現象記録装置データ」※1
15:17 IC(A)再起動 ○ 「6.過渡現象記録装置データ」※1
15:19 IC(A)停止 ○ 「6.過渡現象記録装置データ」※1
15:24 IC(A)再起動 ○ 「6.過渡現象記録装置データ」※1
15:26 IC(A)停止 ○ 「6.過渡現象記録装置データ」※1
15:32 IC(A)再起動 ○ 「6.過渡現象記録装置データ」※1
15:34 IC(A)停止 ○ 「6.過渡現象記録装置データ」※1
15:37 全電源喪失 ○ 「6.過渡現象記録装置データ」※1
2011年3月12日 14:30 格納容器圧力低下確認（ベント）

(10:17 圧力抑制室側AO弁操作を実施)

△ H23.5.16 報告 7.各種操作実績取り纏め。

格納容器圧力の低下から14:30 に格納容器ベントがなされたことを判断したが、解析上では実測された格納容器圧力の推移にあうよう14:11にベント弁開を仮定した。

15:27 格納容器ベント弁閉止 △
15:36 1号機原子炉建屋爆発 ○ H23.5.16 報告 7.各種操作実績取り纏め
凡例 ○：記録あり　△：記録に基づき推定　□：その他の推定
※1 「6.過渡現象記録装置データ」を根拠とする事象イベントは、 3/11 14:42:03 から約 35 分間の 10ms 周期データ(H23.5.16 報告) と 3/11 12:00:59~15:36:59 の間の 1min 周期データ(H25.7.17 報告)に基づき設定。

※2 全交流電源喪失以降の IC の動作についても不明な点があるものの、機能したことの記録が不足していることから、IC の機能が喪失し ているものと仮定。

原子炉スクラム〜炉心損傷

1号機における事故進展推定シナリオを，原子炉スクラム後約24時間（水素爆発）までについて，図1.1に示す。緊急注水系が機能せず，事故初期段階においてほとんど注水が実施されなかったことから，スクラム後4～5時間後には炉心損傷が始まり，炉心部に高温の溶融燃料プールが形成された可能性が高い。高温の燃料デブリによって炉内のシュラウド等構造物の損傷・溶融が起こった可能性がある[1]。

図1.1: 1号機事故進展 事故発生24時間後まで

炉心損傷〜燃料デブリの下部プレナム移行

スクラム後11～12時間後には高温の燃料デブリが下部プレナムへスランピングしたと推定される。ここまでのシナリオ（RPVの減圧が行われず，炉心に冷却水が存在した条件での炉心損傷開始，下部プレナムへの短時間でのスランピング）という点で，1号機初期の事故進展はTMI-2と類似している可能性がある。スランピング時の下部プレナムにおける冷却水残量や伝熱状態によっては，燃料デブリがすべて固化しなかった可能性もある。下部プレナムにおいて燃料デブリが一度固化したか溶融状態であったかについては不確かさが大きい。

燃料デブリの下部プレナム移行〜RPV破損

RPV破損時までには燃料デブリは下部プレナムで一部が再溶融し，溶融プールが再度形成された可能性がある。スクラム後およそ15時間後の3/12 6:00過ぎから約25分の間にD/W圧力が上昇しており，このタイミングでRPVが破損し，約25分という短時間に高温の燃料デブリのペデスタルへの移行が起こったと考えられる。水位計データに関して，原子炉水位計測の原理図を図1.2に示す。水位計は，炉心損傷開始後には基準面器配管内部の水の蒸発によって，正しい値を示していなかったと推定される。炉側配管についてはドライアウト後もある程度の水は残っていたと推定されるが，3/12 6:30から水位計データは水位の減少を示しており，これが炉側配管内の水が蒸発したことに対応していると考えられる（図1.3）。燃料デブリがペデスタルに移行したことで格納容器内部の温度が上昇し，炉側配管内の水が蒸発したと考えられ，この時刻以降は格納容器側に熱源が存在していることとなる。正門付近で測定された線量についても，限定的ではあるが3/12 6:00以降に上昇がみられる。ただし，風向きや風速に大きく影響されるため，単純な推測は難しい。D/W圧力，水位計および正門付近線量計を併せたこれらの推定により，3/12 6:00過ぎから約25分の間に燃料デブリがRPVからペデスタルへ移行したと推定した。

図1.2: 原子炉水位計測の原理図[2]
図1.3: 1号機事故進展（圧力・炉心水位・正門付近線量計）

RPV破損〜水素爆発

原子炉スクラム後約1か月後までについて，図1.4に示す。ほぼ全量の燃料デブリがペデスタルに移行し，ペデスタル床一面にデブリが広がり，MCCIが発生し，コンクリートは浸食されている可能性が高い。ただし，MCCIがどの程度起こっているかについての不確かさは大きい。これはRPV破損によってペデスタルに移行した時点，及びその後の燃料デブリの熱状態の不確かさが大きいためである。3/12 6:00以降，D/W圧は約0.74 MPaでほぼ一定となっており，これはPCVトップフランジのリークが生じる“閾”圧力となっていると推測される。約0.74 MPa を超えている期間に関しては，ペデスタル内で発生した高温蒸気によって，D/W圧が上昇しているものと思われ，これに対応して燃料デブリの一部は急激に冷却されていると考えられる。Uを含んだ粒子が原子炉建屋ウェルプラグで確認されているが，これらの粒子は上昇気流によってD/W上部に運ばれ，PCVトップフランジを経由して，原子炉建屋ウェルプラグまで到達したと推測される。1号機では3/12 15:36に原子炉建屋において水素爆発が起きている。水素発生の原因としては，炉心における冷却水-Zr反応およびMCCIが挙げられるが，前者による水素の多くは既に原子炉建屋から排出されていた可能性が高い。水素の放出経路としては以下の2つが考えられる。

  • 炉心で発生した水素→逃し安全弁（SRV）→S/C→D/W→PCVトップフランジ→原子炉建屋
  • MCCIで発生した水素→D/W→PCVトップフランジ→原子炉建屋
図1.4: 1号機事故進展 事故発生4週間後まで

水素爆発以降

高温の燃料デブリがペデスタルへ移行した後，約10日間にわたりペデスタルには十分な冷却水が注入されなかった可能性がある。そのため，ペデスタル内には高温水蒸気（STAR-CCM+コードを用いた概略解析[1]によると約400°C）が充満し，ペデスタル内壁は輻射によって加熱（STAR-CCM+コードを用いた概略解析[1]によると約800°C）されたことが推定され，この段階でコンクリートやその他の構造材の一部が損傷した可能性がある。また，溶融した燃料デブリの凝固メカニズムは，燃料デブリの特性に大きく影響する可能性がある。特に，燃料デブリが徐冷されたのか急冷されたのかは重要なパラメータになると考えられる。

事故後の状態および内部調査結果

※最終状態のまとめと、推定図および内部調査結果の比較等を記載

参考文献

  1. ↑ 1.0 1.1 1.2 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構(2018), http://irid.or.jp/_pdf/20170000_01.pdf
  2. ↑ 東京電力HD（2017）：福島第一原子力発電所1～3号機の炉心・格納容器の状態の推定と未解明問題に関する検討第5回進捗報告，平成29年12月25日, https://www.tepco.co.jp/decommission/information/accident_unconfirmed/
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