チェルノブイリ原発事故②｜RBMK-1000はなぜ危険な状態になり得たのか――正のボイド係数と制御棒

チェルノブイリ4号炉を理解するうえで、
最も重要な言葉の一つが「RBMK-1000」である。

1986年4月26日に破壊された4号炉は、
黒鉛を中性子の減速材に、水を冷却材に使う
ソ連独自の大型チャンネル型原子炉だった。

RBMKには、大出力化しやすいこと、
運転を止めずに燃料を交換できることなどの特徴があった。
しかし1986年当時の設計には、
事故時の安全という観点から見ると重大な問題も存在していた。

特にチェルノブイリ事故へ深く関係したのが、
炉内の水が蒸気へ変わると、条件によって核反応がさらに強くなる「正のボイド係数」と、
緊急停止操作の開始直後に一部の炉心へ正の反応度を与え得た制御棒構造だった。

どちらか一方だけで事故を説明することはできない。

巨大な炉心。
黒鉛と水の役割分担。
低出力時の出力分布。
制御棒の位置。
運転反応度余裕――ORM。

それらが組み合わさることで、
本来なら出力変化を抑えるべき原子炉が、
特定の状態では変化を自ら増幅する側へ回り得た。

RBMK-1000とは、どのような原子炉だったのか

RBMKはロシア語の名称を略したもので、
日本語では一般に
「高出力チャンネル型原子炉」などと訳される。

末尾の「1000」は、
発電設備としておよそ100万kW級の電気出力を持つことを示している。

チェルノブイリ4号炉の炉心は、
直径約11.8m、高さ約7mという巨大な円筒状の黒鉛構造物だった。
その内部を多数の垂直チャンネルが貫通し、
燃料、冷却水、制御系などが配置されていた。

チェルノブイリ原発の公式説明では、
RBMK-1000の黒鉛炉心には
1661本の燃料用チャンネルが通されていたとされる。

重要なのは、
RBMKでは「中性子を減速する役割」と「炉心を冷却する役割」が別の物質へ分かれていたことである。

黒鉛が中性子を減速し続ける一方で、
水は燃料から熱を受け取り、
一部が沸騰して蒸気になる。

この組み合わせが、
事故時に重要となる「ボイド係数」と深く関係する。

水は冷却材であると同時に、中性子を吸収していた

原子炉の出力は、
炉心内部で生じる核分裂の数によって変化する。

核分裂で放出された中性子が次のウラン原子へ当たり、
新たな核分裂を起こす。
その割合が増えれば出力は上がり、
減れば出力は下がる。

この連鎖反応の増減を考えるときに使われるのが
「反応度」である。

単純化すると、
正の反応度が加われば核反応は増える方向へ、
負の反応度が加われば減る方向へ進む。

RBMKでは炉心を流れる水が、
熱を取り除くだけでなく、
中性子の一部を吸収する働きも持っていた。

ところが水が沸騰して蒸気になると、
同じ場所に存在する水の密度が低下する。

つまり中性子を吸収していた水が減る。

一方、RBMKでは中性子を減速する黒鉛はそのまま炉心に残っている。

そのため条件によっては、
水が蒸気へ変わることで吸収される中性子が減少し、
核分裂へ利用できる中性子が増える。

これが、RBMKで問題になった
正のボイド係数の基本的な仕組みである。

「蒸気が増えると出力が上がる」というフィードバック

正のボイド係数がなぜ重要なのか。

制御工学的に見ると分かりやすい。

ある変化が起きたとき、
その変化を打ち消す方向へシステムが応答すれば、
負帰還として働く。

逆に、
最初の変化をさらに大きくする方向へ応答すれば、
正帰還となる。

RBMKの特定条件では、次のような連鎖が成立し得た。

出力上昇が、
出力をさらに上昇させる要因になる。

つまり原子炉内部に
正帰還ループが成立する可能性がある。

もちろん、
RBMKが常にこの状態だったわけではない。

ボイド係数の値は、
燃料の燃焼状態、
炉心に入っている吸収体、
制御棒位置、
出力、
冷却条件などによって変化する。

しかしINSAG-7は、
事故当時の4号炉ではボイド係数が非常に大きな正の値となり、
他の反応度フィードバックを上回る状態になっていたと評価している。

「正のボイド係数＝即危険」ではない

ここは単純化しすぎないほうがよい。

「正のボイド係数を持つ原子炉だから、
いつでも出力暴走する」
という意味ではない。

実際の原子炉出力は、
ボイド係数だけで決まるわけではない。

燃料温度、
黒鉛温度、
制御棒、
炉内の出力分布、
キセノンなど、
複数の反応度効果が同時に作用する。

重要なのは、
事故当時のRBMKでは、特定の炉心状態で正のボイド効果が極端に大きくなり得たことである。

INSAG-7はさらに、
RBMK-1000の設計段階において、
こうした大きな正の反応度係数に対する安全解析が不十分だったことも問題視している。

原子炉が危険側へ動く特性そのものだけでなく、
その特性がどこまで解析され、
運転員へ伝えられ、
保護系によって抑えられる設計になっていたか。

そこまで含めて安全設計なのである。

巨大な炉心は、一つの塊として動くとは限らない

RBMK-1000のもう一つの特徴が、
非常に大きな炉心だった。

高さ約7m、直径約11.8m。

この規模になると、
炉心のすべての場所で同じ出力変化が起きるとは限らない。

ある区域では出力が高く、
別の区域では低い。

特に低出力運転では、
キセノン135による中性子吸収などの影響によって
炉心内部の出力分布が不均一になりやすかった。

INSAG-7では、
低出力時には炉内計装による出力分布把握にも制約があり、
運転員が炉心内部の詳細な状態を十分に把握できなかった問題が指摘されている。

「原子炉出力200MW」という一つの数値だけを見ても、
炉心内部のどこでどれだけ核分裂が起きているのかまでは分からない。

チェルノブイリ事故では、
この空間的な出力分布が極めて重要になる。

ORM――何本の制御能力が炉心に残っているか

ここで登場するのが
「Operational Reactivity Margin」、
略してORMである。

日本語では「運転反応度余裕」などと訳される。

INSAG-7では、
ORMは「等価制御棒本数」という形で表現されていた。

大まかに考えれば、
炉心へどれだけ制御棒の効果が残されているかを表す指標である。

制御棒を大量に引き抜けば、
出力を上げる余地は生まれる。

しかし同時に、
炉心内部へ残っている中性子吸収能力は減っていく。

ORMが小さくなることは、
単に「制御棒をたくさん抜いた」という操作量の問題ではなかった。

RBMKでは、
ORMが低下すると正のボイド係数や
緊急停止時の制御棒挙動にも影響し、
原子炉の安全特性そのものが悪化し得た。

にもかかわらず、
当時のシステムではORMが常時、
直接かつ即座に運転員へ提示されていたわけではなかった。

INSAG-7によれば、
ORMの算出にはコンピューター処理が必要で、
結果が得られるまで一定の時間を要した。
またORMそのものは原子炉保護系へ直接組み込まれていなかった。

そして、最も直感に反する制御棒があった

原子炉の制御棒は、
通常、中性子を吸収する物質を炉心へ入れることで
核分裂反応を弱める。

チェルノブイリ4号炉でも、
制御棒の吸収部には中性子を吸収する材料が使われていた。

ところが1986年当時のRBMK制御棒は、
単純な「上から下まで全部が吸収材」という構造ではなかった。

吸収部には、
「グラファイト・ディスプレーサ」と呼ばれる黒鉛部分が接続されていた。

この黒鉛部分には理由がある。

制御棒を炉心から引き抜いたとき、
その制御棒チャンネルを水だけで満たすと、
水が中性子を吸収してしまう。

そこで黒鉛で水を押しのけることによって、
制御棒を引き抜いたときの反応度変化を大きくする設計になっていた。

問題は、
その寸法だった。

「黒鉛の先端」ではなく、長い黒鉛ディスプレーサ

チェルノブイリ事故の説明では、
「制御棒の先端が黒鉛だった」
という表現がよく使われる。

仕組みを直感的に説明するには便利だが、
厳密には少し誤解を招く。

INSAG-7で示されている1986年当時の構造では、
黒鉛部分は小さな「先端」ではなく、
炉心のかなりの高さを占める
約4.5mのグラファイト・ディスプレーサだった。

制御棒が上限まで引き抜かれた状態では、
この黒鉛部分が約7mの炉心中央付近に位置した。

そしてその上下には、
それぞれ約1.25mの水柱が残る構造になっていた。

炉心上部
┌──────────────┐
│     水       │
│ 約1.25 m     │
├──────────────┤
│              │
│    黒 鉛     │
│ ディスプレーサ │
│   約4.5 m    │
│              │
├──────────────┤
│     水       │
│ 約1.25 m     │
└──────────────┘
炉心下部
  

ここで緊急停止信号が入る。

制御棒が上から炉心へ入り始めると、
最初に炉心下部で起こるのは、
水が黒鉛へ置き換わることだった。

RBMKでは水が中性子を吸収する。
黒鉛は主に中性子を減速する。

したがって、
水を黒鉛へ置き換えると、
その局所では中性子吸収が減り、
反応度が一時的に増える。

つまり停止棒を入れ始めた瞬間、
一部の場所では
原子炉を止める方向ではなく、出力を上げる方向の反応度が入る
可能性があった。

これが後に
「positive scram」
あるいは制御棒の「正のスクラム効果」と呼ばれる問題である。

停止装置が最初の瞬間だけ逆方向へ働く

この設計問題は、
安全工学の観点から非常に重い。

緊急停止系は、
異常が起きたとき最後に安全側へ設備を移行させる防護層である。

通常であれば、
スクラム信号が入った瞬間から
負の反応度が投入されることが期待される。

ところが1986年当時のRBMKでは、
制御棒位置と炉心出力分布によっては、
挿入開始直後に局所的な正の反応度が発生し得た。

しかも制御棒が炉心へ完全に入るまでには、
約18秒を要した。

ゆっくり停止させればよい通常状態ならともかく、
急激な出力変化が始まった炉心では
18秒は短くない。

チェルノブイリ原発自身も、
1986年当時のRBMKの主要な欠点として、
制御・保護棒の挿入速度の遅さと、
制御棒設計による正反応度投入の両方を挙げている。

危険は「正のボイド係数」と「制御棒」が別々に存在したことではない

ここまでの二つの問題を、
別々の欠陥として覚えるだけでは事故の構造を見失う。

重要なのは、
二つが同じ炉心状態で相互作用したことである。

仮に原子炉が十分安定した状態なら、
一つの欠点が直ちに破局へつながるとは限らない。

しかし事故当夜の4号炉は、
次第に複数の安全余裕を失っていった。

その状態で冷却材中の蒸気が増えれば、
正のボイド効果が出力を押し上げる。

そこで緊急停止系を作動させても、
制御棒位置と出力分布によっては
挿入開始時に炉心下部へさらに正の反応度が加わる。

その結果、
一つの変化が次の変化を呼ぶ
正帰還へ入る可能性があった。

それでも、事故前にこの問題は完全に未知だったわけではない

もう一つ重要なのは、
制御棒の正のスクラム効果が
1986年4月26日になって初めて発見された現象ではなかったことである。

INSAG-7によれば、
制御棒を上端位置から挿入したときに現れるこの効果は、
1983年にイグナリナ原発1号機と
チェルノブイリ4号炉の試運転時にも観測されていた。

つまり設計側には、
少なくとも事故以前から
停止棒挿入時に異常な反応度効果が起き得ることを示す情報が存在していた。

しかし十分な設計変更、
運転員への情報伝達、
自動保護として事故前に反映されなかった。

ここから問題は、
原子炉物理だけではなくなる。

「危険な特性が存在したか」
だけでなく、

「その特性を誰が知っていたのか」
「安全上どの程度重要だと判断したのか」
「運転員へ何を伝えたのか」
「なぜ設計変更まで進まなかったのか」

という組織・規制・安全文化の問題へつながっていく。

この部分は、第9回で事故原因評価の変化とともに詳しく扱う。

チェルノブイリ事故後、RBMKは実際に変更された

設計上の問題が単なる後世の推測ではないことは、
事故後に行われたRBMKの改修内容からも確認できる。

IAEAが整理した事故後の安全対策には、

• 正のボイド係数を小さくするための追加吸収体
• 燃料濃縮度の変更
• ORM管理の強化
• 制御棒構造の改良
• 制御棒の完全挿入時間短縮
• 高速作動する追加の緊急停止系

などが含まれている。

つまり事故後に修正された対象そのものが、
1986年当時のRBMKで何が安全上問題だったのかを示している。

これらの事故後改修については、
シリーズ最終回で詳しく見る。

RBMKの問題は「危険な原子炉だった」で終わらない

ここまでを見ると、
RBMK-1000そのものが事故の原因だったようにも見える。

しかし、それも単純化しすぎている。

原子炉の物理特性だけでは、
1986年4月26日の事故時刻までは説明できない。

実際に4号炉を危険な状態へ持っていった過程には、
事故前日の出力低下計画、
電力系統側からの運転継続要求、
予定外の出力低下、
キセノン135、
出力回復操作、
循環ポンプの状態、
試験条件が関係している。

設計上の弱点があっても、
その弱点を顕在化させる条件が作られなければ事故は起きない。

逆に、人が操作を誤る可能性があっても、
設計側が十分な負帰還とインターロック、
高速な緊急停止能力を持っていれば、
重大事故へ進む前に止められる可能性が高くなる。

チェルノブイリ事故をSYSTEMとして見る理由は、ここにある。

設計と運転のどちらが悪かったのかではなく、
運転上の逸脱や予期しない状態を、
原子炉設計と保護システムが安全側へ吸収できなかった。

問題はその接続部分にあった。

まとめ｜RBMKには、変化を増幅する条件が存在した

チェルノブイリ4号炉のRBMK-1000は、
黒鉛で中性子を減速し、
水で燃料を冷却する大型チャンネル型原子炉だった。

この設計では、
条件によって冷却水が蒸気へ変化すると
中性子吸収が減少し、
核分裂反応を強める方向へ働く。

これが正のボイド係数である。

さらに1986年当時の制御棒には、
大きく引き抜かれた状態から挿入すると、
最初に炉心下部の水を黒鉛ディスプレーサが置き換える構造が存在した。

そのため、本来原子炉を停止させる制御棒が、
特定条件では挿入開始直後に局所的な正反応度を与え得た。

巨大な炉心、
低いORM、
大きな正のボイド係数、
不均一な出力分布、
制御棒構造、
遅い挿入速度。

これらは別々の問題ではない。

同じ瞬間に重なったとき、
原子炉の変化を抑えるはずのシステムが、
逆に変化を増幅する側へ回る可能性を作っていた。

では4号炉は、
なぜ実際にその危険な領域へ入ったのか。

次回は1986年4月25日から26日未明へ時間を戻す。

定期停止へ向けた出力低下は途中で止まり、
深夜に再開された。
その後、出力は予定を大幅に下回るところまで落ちる。

そこから運転員は何をし、
キセノン135は炉心へ何を起こし、
なぜ試験は200MW級という低出力で実施されることになったのか。

事故の「設計条件」が、
現実の「運転状態」へ変わっていく過程を追う。