h-2) (HTGR) HTGRの事故危険性

2022年11月

前回のページ h-1) で短く列挙したHTGRの
主な特徴から、その事故危険性に関する
問題点を紹介していきます。
今回は、専門家による問題指摘をかなり長く
紹介しますので、
読む量が多いし難しいですよ！

まず、常識的にすぐ分かる問題点

High Temperatureという特徴が、そのまま
問題点にもなりえますよね。今までのLWRで
使っていたのと同じ耐熱性・高温特性の
素材を使うわけにはいかない、ということですね。
つまり、新しい高温度用の素材やコンポーネント
を開発・製造などしないといけません。

ですから、この高温度という問題点については、
特に専門家の論文などを引用するに及び
ますまい。

問題が多いのは、「粒」 核燃料のほうでして

・ 炭素 （グラファイト） で 「ウラニウムの粒」 を
コーティングした 「粒燃料」 なので、核分裂
生成物をコーティング内部に保持し、外部に
出しにくい。
・ そうした 「粒」 核燃料なので、使用後の
加工が困難 ⇒ proliferation risksも軽減できる

というのが、HTGRの 「売り文句」 でしたよね、
（h-1） 参照）
このうち、事故危険性に関する主張が本当か否か、
本ページでは取り上げます。
proliferationに関する問題点は、次回 h-3) で。

新型核燃料のもたらしえる事故危険性という
話題ですから、今度は 「常識的に、誰にでも
分かる」 というわけには、まいりません。
そこで、アメリカに本部がある著名な科学者
団体 The Union of Concerned Scientistsが
公表しているレポート “’Advanced’ Isn’t
Always Better” (Edwin Lyman, March 2021)
から抜粋・日本語化してまいります。
ucs-rpt-AR-3.21-web_Mayrev.pdf (ucsusa.org)
にございます。

いつもどおり、＜　＞ 内は私からの補足
説明です。

また、なんやらワケの分からなさそうな～～
私の「試し描き」

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p.77
安全性

安全性という視点からは、HTGRには魅力的な
特徴がいくつかある。まず、これはLWRも同様
だが、温度上昇に対する核反応性の係数が
マイナスなのだ。＜つまり、核燃料の温度が
高まるほど、核反応が小さくなる＞ そのため、
核燃料が過熱すると原子炉の反応が小さくなる
傾向がある。（“’Advanced’ Isn’t Always Better”
の第２章を参照）　これは、内在的安全性の特性と
して重要だ。第２に、炉心の反応の密度が低い。
これは、＜粒核燃料はグラファイトのコーティングで
おおわれているため＞ 大量のグラファイトが炉内に
存在しているので、冷却が中断した場合でも、温度
上昇が遅い。安全性の第3の特徴として、TRISO
核燃料そのものが、通常の稼働中でも事故時にも
核分裂生成物を閉じ込めてくれる。

 

（中略）

あるいは、HTGRの一流専門家とされているDavid
Pettiによれば、このTRISO燃料こそが＜HTGRの＞
設計の 「HTGRたる所以」 なのだ。 (ACRS 2011)
アメリカ国防省は明らかに、こうした主張に踊ら
されたようで、今後の計画にある小型原子炉は
すべてTRISO核燃料のみを採用するべしとの
指定をしている。その理由は、「強固な安全性」 と
「爆撃の状態や敵からの攻撃があっても、核分裂
生成物の放出が最小限度に抑えられる」 という
ものだった。(DOD 2019)　個々のTRISO燃料の
粒に 「格納器」 が備わっていると主張されている
ため、現在のところHTGRの設計では原子炉を
密閉性の強固な格納建設物 （格納容器） で密封
していない。LWRでは、格納容器は標準装備だ。
従来の格納容器の代わりに 「一種の密閉容器」
を設ける設計だが、フィルターのついた排気
システムを採用しているのだ。（国防省の移動式
小型原子炉システムであれば、これが望ましい
ことは言うまでもない）　従来式の格納容器のない
HTGR設計の安全性は、売り文句の言うように
核分裂生成物を核燃料が封入してくれるか否かに
かかっている。そのため、HTGRの安全性に
関しては、重複しあう2つの質問が生じる。
第1に、適切に製造されたTRISO核燃料で
あれば、通常の稼働であれ事故や破壊活動の
発生時であれ、密閉してくれる格納容器なしでも、
公衆の健康を環境とを守れる程度に分裂
生成物を保持できるのか？第2の疑問として、
TRISO核燃料は、どこまで設計仕様通りに
精確に製造できるのだろうか？核燃料の設計が
どれだけ安全なものであっても、欠陥の発生率が
高ければ実際のパフォーマンスは劣化してしまう。

こうした粒核燃料に関する懸念事項はすべての
HTGRに当てはまるのだが、特にペブル ベッド
式原子炉では粒燃料が絶えず移動しているので、
問題はさらに深刻になる。こうしたシステムに
本質的に付きまとう複雑性のため、炉心の状態を
モニターすることが難しくなり、燃料粒の居移動や
性能が予測しづらくなる。（ただし、MSRのような
液体核燃料を使う原子炉の場合には、この問題は
さらに深刻になる。本 “’Advanced’ Isn’t Always
Better” の次章を参照。＜上の黒いメニューにある
mr-0） – mr-3) も参照＞）　最後に、下で述べる
ように、HTGRの粒核燃料以外の特徴、たとえば
グラファイトを採用しているが、これは空気や水分と
反応 （酸化） しやすいという特徴のため、LWR
では発生しない安全性問題が発生してしまう。
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実は、「安全性の根拠」 であるはずの 「粒」 核
燃料が 「HTGR固有の問題」 の原因でもある
ことが、分かりますよね。やはり、専門家の意見や
指摘には、耳を傾けてみるべきですね。

さらに、この 「粒」 核燃料自体も、当然高温に
なるわけです。高温で、どのようなbehaviorを
するのか？？ 同じく “’Advanced’ Isn’t Always
Better” のp.77より。

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上述のように、通常の稼働時にはHTGRでの
冷却材の最高温度は800°C程度だ。だが、正常な
冷却が行えない場合には、この最高温度が
大幅に高くなる恐れもある。適正に製造された
TRISO核燃料の最高温度として、1600°Cあたり
までは核燃料が正常な状態を保てることが観察
されている。だがこの温度を超えると、どうなるか
は不明点が多い。それよりも高い温度になると、
TRISO核燃料の粒が核分裂生成物を大量に
放出してしまうことが、観測されているのだ。
しかもこうした問題については限られた実験
データしかなく、その根本的なメカニズムに
ついても詳しくはわかっていない。
(Demkowicz, Petti, and Gougar 2017).

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やはり、高温だといろいろ特有の問題が発生する
ようですね。
「高温 ＋ 粒燃料が核分裂生成物を封印」 という
特徴の “新型” （実は1940年代から設計としては
あったのですが） 原子炉で、「実は、高温になり
すぎると、粒燃料から核分裂生成物がよーさん出て
きまして ・・・」 というんじゃ、笑うことすらできません
よね。

さらに、p.78から。

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反応性の暴走など、何種類かの事故によって粒
核燃料が過熱し1600°Cを超える危険性がある。
設計ベースでの最も困難な事故としては、多くの
場合、冷却材ヘリウムの急激な喪失がある。一次
冷却システムで大きな損傷が発生した場合、
高圧の冷却ガスであるヘリウムは急速に漏れ出し、
冷却システムは圧力を喪失する。LWRの場合と
異なり、HTGRには冷却材喪失事故が発生した
場合に緊急用冷却材を炉心へと送り込むポンプの
システムがない。 さらに下記で説明するように、
水を注入する仕組みもない。こうした圧力低下
事故が起きた場合、粒核燃料の温度を1600°C
未満に抑えるための安全策には2通りある。その
1つでは、外囲部にアクティブな （モーターで駆動
させる） 冷却材システムを設け、そこでの
＜冷却材の＞ 強制的な循環で圧力容器の表面
から崩壊熱を除去する。もう1つの方法としては、
パッシヴな方法だけを利用するものがある。
つまり、自然な循環による冷却だ。この2つ目の
方法が機能するためには、定格最大発電量と
原子炉の物理的サイズとに制限が設けられる。

あ～あ、長いテキスト ・・・
私の20分クロッキー

＜アメリカの＞ フォート セイント ヴレインのような
大型のHTGRでは、強制循環の冷却システムに
よるアクティブな崩壊熱除去で問題が発生したことが
ある。そのため現在のHTGR設計では、300 Mwe
前後以下という出力制限を設けており、緊急冷却
にはパッシヴな方法だけを採用することになって
いる。そうした設計の例としては ＜アメリカの
X-energy社の＞ Xe-100などがあるが、今では
小型モジュール原子炉 ＜SMR、上の黒い
メニューにある s-0) – s-3) 参照。なお、現在の
主流LWRの標準的な出力は1,000MWe前後なの
で、それに相当するHTGRを建設する場合なら、
HTGR原子炉3～4個必要となってしまう ＞ と
してマーケティングされている。²¹  だが、Xe-100の
レファレンス用200 MWth (75 MWe) の設計でも、
圧力低下を伴う冷却材喪失事故の場合には粒
核燃料の温度が1700°C以上に達する可能性が
ある。そのため、最高でも1600°Cという制限を
外れてしまう。 (Mulder and Boyes 2020)　この
安全の土台となる基準を満たすためには、定格
出力をさらに165 MWthまで下げねばならない。
ここまで小出力では、経済性の悪い原子炉になって
しまう。 (Mulder and Boyes 2020)
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HTGRでは、粒核燃料のグラファイト コーティング
が核分裂生成物を封入してくれるハズ ⇒ ところが、
実際には1600°Cという制限を外れてしまうと、
その「閉じ込め」が機能しなくなる ⇒ そこでその
温度制限を守ろうとすると、きわめて小型の原子炉
になってしまい、きわめて不経済
という問題ですね。

では、さらに通常の稼働であっても、部分的な
温度問題が生じる危険性について。

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HTGR を稼働させた実体験からは、＜炉内の粒
核燃料の一部で部分的な＞ ホット スポットが発生、
そこでの温度がそのモデルで定めた最高温度を
大幅に超えてしまうという現象が、実際に発生して
いる。(Carlson 2014)　 その理由の1つとして、
いわゆるバイパス流がある。つまり、炉内の核
燃料の配置がランダムに変化してしまうため、
機体冷却材の流れにも予測不能な変化が発生する
のだ。(Beck and Pincock 2011)　こうした課題は
プリズム型ブロック燃料でもペブル ベッド燃料でも
発生しうるのだが、ぺブル ベッドでは核燃料が
移動するため、特にモデル作成が難しい。
なにしろ、べブル ベッドでは何十万個もの
「粒」 が動き回るのだ。

（中略）

高温での核分裂生成物の放出に関する不確実性
さらに、1600°C以上の温度でのTRISO燃料の
振る舞いや性能に関しては、存在するデータが
限られている。アメリカ国防省のTRISO開発
プログラムの一環として最近実施された試験では、
TRISO核燃料からの核分裂生成物の放出を
温度の関数としてとらえた場合、関数は複雑な
ものとなり、いまだに充分には理解されていない
ということが実証されている。 (Hunn et al.
2017a, EPRI 2020)

そうした試験では、
TRISO核燃料のコンパクトにアイダホ国立
研究所にある実験用改良原子炉 （Advanced
Test Reactor） で中性子線放射し、その後
原子炉の外に出して加熱、原子炉事故の状況を
シミュレートした。この実験の結果わかったこと
だが、放射を受けたTRISO 核燃料のコンパクト
からは、1600°Cでもある種の核分裂生成物が
比較的大量に放出されていた。たとえば、微量の
ストロンチウム90とユーロピウム154が放出
されていた。この2種類の核分裂生成物は
半減期が長く、放射性毒物である。それらの
放出率は1600°Cで、あるオキシ炭化ウラン製の
TRISO核燃料コンパクトからの放出率はほぼ
10％に達していた。この放出率は、軽水炉の
核燃料からの設計ベースの事故での典型的な
放出量と同程度か、それより多い。一部の酸化
ウラニウムのコンパクトでは、セシウムの放出量が
1600°Cで1％近くに達し、1700°Cでは10％近くに
増大した。そこで、この実験は予定前に終了となった。
放出量が予想を超えて多かったため、本来の予定
よりも早く終了となったのだ。(EPRI 2020)　これは、
過酷事故の場合にLWRから放出される比率に
匹敵する。福島第一の大事故では格納容器が破損
してそこから外部に放射性物質が漏れ出たが、
その比率は炉心にたまっていた量の2‐3％と
推定されている。したがって、上記の新たに
得られたデータからは、TRISO核燃料なら
核分裂生成物の漏出が少なく格納容器が不要に
なるという主張は、支持されない。

TRISO核燃料の事故時の挙動に関するデータ
には困ったギャップがあり、その1つとして放射性
ヨウ素の挙動を実験観察したデータが欠落して
いるのだ。核分裂生成物の一種である放射性
ヨウ素は、過酷事故の場合に原発敷地外での
放射線被ばくの原因となる物質として、特に重要な
ものの1つだ。だが、その放射性ヨウ素同位体は
大半が短寿命 （そうした同位体の中でも特に
半減期の長いものの1つである131ヨウ素でも、
半減期が約8日間である） なので、事故を
シミュレートした実験でTRISOに中性子線を照射
して検査にかけようにも、検査を始めるまでに
放射性ヨウ素の多くは崩壊してしまっているのだ。
要素の放出に関するデータが充分に集まるまでは、
HTGRにも頑丈な格納容器が必要なのか否か、
敷地外の緊急対応計画が必要なのかどうか、
結論を下すのは早すぎるのだ。
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安全のためのフィーチャーであるはずの
「粒核燃料」 が、ここまで頼りないとは ～～。
そして、そもそもこんな小さな 「粒」 核燃料を
キチンと大量に製造できるのか？？という問題も
ありますよね。

p.79より。
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TRISO 核燃料の製造と品質

上述のようにHTGRの安全性は核燃料の室に
よって大きく変わる。TRISO核燃料の性能は、
かすかな欠陥で大幅に変化してしまう。そうした
ちょっとした欠陥は、複雑な製造プロセスにおいて
は発生しうるものだ。HTGRの目標とする安全性を
実現するためには、TRISOの燃料粒の製造では
極めて高度な品質管理を複数の設計パラメーター
に関して実施し、十分に低い欠陥率を保持
せねばならない。パラメーターによっては、
100,000件に1件未満という水準が要求される。
(Petti et al. 2010)　アメリカ国防省の専門家
たちによれば、「燃料の性能と核分裂生成物の
保持を必要なレベルで実現できるならば、他の
種類の原発の場合と比べ、方程式の右辺にある
放射性物質の量を何桁も削減できるはずだ。
そうなれば、緊急事態対処計画でも段階的な
アプローチを採用でき、避難やシェルターの
必要性をなくすことさえ可能となるかもしれない。
だがその必要なレベルを実現するには、
コーティングを施した核燃料粒を極めて高品質で
製造せねばならず、通常の稼働でも事故時にも
優れた性能を実現できねばならない。
[文字の強調は、Lyman氏] (Petti, Collin,
and Marshall 2017)　だがアメリカ合衆国は、
「きわめて高品質で」 核燃料を製造できることを、
まだ実証してはいないのだ。 （以下略）
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さらに、減速材であるグラファイト （炭素） 自体にも問題が。
p.80より。

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HTGR の、その他の危険性

核燃料に損傷をきたし核分裂生成物の放出を招く
恐れがあるメカニズムは、圧力減少事故時の
核燃料の温度上昇だけではない。炉心に空気
または水が浸入 （「水分や空気の侵入」） した
場合、その招く結果は悲惨なものとなりえる。
HTGR 原子炉内には、核燃料自体にも原子炉
炉心の構造物中にも、大量のグラファイトが収納
されている。グラファイトが空気や水分と接触
すると、酸化反応を起こしてエネルギーを放出する
危険性がある。そうなるとグラファイトは質量を失い、
脆くなる。さらにグラファイトが水と反応すると、
可燃性のガスを発生する危険もある。加えて、
水分が侵入すればその他にも深刻な問題が発生、
その一例として核反応の急激な増大もある。（水が、
中性子の優れた減速材であるため）

（中略）

フランスの核安全研究機関である放射線
防御と核安全研究所 （IRSN、Institut de
Radioprotection et de Sûreté Nucléaire） の
結論によれば、「こうした [水や空気の侵入] 事態
でのグラファイトの火災というリスクを無視する
ことは、できない」、さらに 「[グラファイトの] の
劣化を局所的に抑えたとしても、なお深刻な
事態を招き得る」(IRSN 2015)　したがって、
HTGRの事故時に高温のグラファイト酸化が発生
した場合には、それが自ら継続するものであれ、
核燃料の高温によるものであれ、必ず厳密に評価
せねばならない安全性の問題である。福島第一の
大事故は津波で始まったが、そうした深刻な洪水が
原子炉の現場で発生した場合、炉心に水が浸入
する危険性には、必ず対処する必要がある。
さらに、水や空気が侵入するような事故のリスクが
小さい場合でも、＜テロリズムや軍事攻撃などの＞
破壊活動が行われる危険性は常に存在している。
そうした理由から、HTGRには強固な
セキュリティが必要になる。ぺブル ベッド原子炉の
場合には、さらにもう1つの放射性物質が発生
しうるソースとして、「粒」 同氏の摩擦がある。
この問題については、まだ適切なモデル化が行わ
れていない。 (Humrickhouse 2011)　 (フランスの
IRSNよれば、プリズム形ブロック燃料のHTGR
なら、発生するダストははるかに少なくなる)

＜炉内の＞ グラファイトは通常の稼働でも、
TRISO核燃料の放出する核分裂生成物を吸収し、
放射能を帯びる。さらに、グラファイトを構成している
要素が中性子線を浴びるため、そこからも放射能を
帯びる。（たとえば、放射能のない炭素原子で
あっても、中性子を吸収すると放射性の炭素14に
変化する）　上述の摩擦によるダストは一時冷却
システムで圧力現象事故が発生した場合には、
放出されてしまう恐れがある。そうなると、原子炉
の核燃料そのものに損傷がなくても、深刻な量の
放射性物質が放出されてしまうことになる。
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ああ、疲れた～～
私の点描練習

無数の 「粒」 を炉内に集めた場合、動き回る粒と
粒の間で、どのような摩擦 ⇒ ダストが発生する
のか？？ そんなもの、予測不能ですよね。

そして、水分や空気を、たとえば40年間、完全に
遮断できる技術なんてあるのか？？

はて、日本の既存原発はすべて海岸近くにあり
ますが、津波が来た場合でもグラファイトが水と
反応を防ぐための措置として、日本政府や原発
メーカーはどんな措置を具体的に講じるつもり
なのでしょうかねえ？？？

以上、UCSの専門家の問題指摘をお読み
いただきました。

では、次回 h-3) では、HTGRのproliferation
risksを取り上げます。