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「［１号機問題 その１］最初の“メルトダウン”は管政権の判断力：押しつけられたものを押しつけた「工程表」の悲劇」（http://www.asyura2.com/11/genpatu11/msg/223.html）の続きです。
日本で何が重大なことが起きたら「米国絡み」という当たり前だとずっと理解してきたはずの現実を目の当たりにして、疲労感がまったく抜けない今日この頃である。
この１号機問題の書き込みも、疲労感みなぎる１２日の夜中ころ構想を立てたが、３月１１日事故発生からの新聞記事の読み直し、公表データの再確認、頭の中での仮説構築と妥当性チェックそして仮説再構築と、あまりにも膨大な作業量でメゲメゲになりそうだった。
（その１）で提示した、「全炉心溶融はいつ頃起きたのか？」・「圧力容器や格納容器はいつ頃損壊したのか？」・「注入した大量の水はどこへ行ったのか？」について自分なりの解釈を説明したい。
■ 全炉心溶融はいつ頃起きたのか？
２、３号機も同じだが、1号機の圧力容器は毎時６ｍ３（６千Ｌ＝６トン）の注水があっても水位は−１６００ｍｍから−１７５０ｍｍ近辺でまったく上昇しないままだった。
「水棺」（冠水）のためということで８ｍ３／ｈやときに１０ｍ３に水量を増やしたときも、原子炉圧力容器の水位にほとんど変動（上昇）は見られなかった。
（さっき見た記事投稿で東電も２、３号機の水位があてにならないことを認めているようだが）
以前にも書いたが、３月１１日の事故直後の公表水位データ推移から、１号機は再循環ポンプが破損している可能性が高いと考えていた。
そして、それは、津波や水素爆発の影響ではなく、水位低下＝炉心露出の速さから３月１１日の地震そのもので破損した可能性が高いとも思っていた。
（ギロチン破断まではいかないが、小さな亀裂レベルでは済まず、それなりの切断の可能性）
１号機は非常用バッテリーがまだ動き非常用復水器から注水がされ続けていた３月１１日午後１０時の水位が５５０ｍｍと公表されている。１６：３６の１５条事象発生から５時間ちょっとで、給水は一応されているのに４５００ｍｍ（４．５ｍ）近くも下がったことになる。
バッテリーが止まってしまったあとと考えられる１２日朝５時２分からは、３時間３０分ほどで１０５０ｍｍ（１ｍ）、５時間弱で１０００ｍｍ（１ｍ）と比較的緩やかな水位の低下にとどまっている。
これは、再循環パイプの下まで水位が低下してしまったことで、それ以降の水位低下は蒸発が主たる要因になったと推察できる。
あいた穴の場所はどこであれ、原子炉圧力容器と格納容器のあいだがスルーになったために、圧力容器と格納容器の圧力が同程度で推移するようになり、それが圧力容器より弱い格納容器の危機と判断されベントの実施が急がれたのだ。
先日１４日の読売新聞の記事に「なぜ、トラブルの発見が遅れたのか。水位計を調整する前、圧力容器と格納容器の圧力に差があったため、東電は「容器の損傷はない。格納容器にも着々と水がたまっている」と見込んでいたからだ」（脚注参照）とあるが、冷静に事故経緯を当初から振り返れば、圧力容器と格納容器の圧力に差がなかったことを思い出すはずだ。
まあ、これは、米国からの指示で窒素封入や冠水作戦をやらざるを得なかったことの言い訳だと受け止めよう。
今回５月１１日にわかった圧力容器の水位はダウンスケールなので、燃料棒はある時期から完全に露出していたことになる。
それはたぶん、３月１２日１８：３０にA・B両系列とも水位計がダウンスケール（D／S）を示したときだろう。
１号機は３月１２日１５：３６に水素爆発を起こしているので、それまでにすでに燃料被覆管がある量で酸化を始めていたことになる。建屋上部で水素爆発を起こすのに必要な量の水素が発生するレベルの酸化が進んでいたはずだ。
公表データでも、水位が１２日８：４９には−４００ｍｍとなり炉心＝燃料棒が露出を始め、１２：０５には−１５００ｍｍにまでなっている。
ＥＣＣＳ（緊急時炉心冷却装置）がある程度動いている（高圧系スプレイ不作動の）条件下でも、露出した燃料被覆管の表面温度は、わずか３分ほどで３００℃弱から６００℃超まで一気に上昇する。
通常運転時の燃料ペレット中心部の温度は１７００℃くらいだから、冷却水がなくなればあっという間に被膜管表面温度が高くなってしまうのは当然だ。
（燃料ペレットの中心温度は異常時に２２３０℃になり制限値（願望でしかないがそうじゃないと誰かの言い訳じゃないが設計できない）は２５００℃）
燃料被覆管は７〜８００℃あたりから酸化が始まり、それで水素が発生し、その反応自身が強い発熱を伴うものなのでさらに温度が急上昇し、原子炉で許容限界値とされる１２００℃を超えると、被覆管が全面的に酸化してしまうことになる。
さらに被膜管のジルカロイは融点が１８００℃だから、それを超えると被膜管は溶けてなくなり酸化膜だけが残る。酸化膜は水で冷やされると脆くなるから、燃料ペレットはどんどんこぼれ落ちることになる。
核分裂で生成されているプルトニウムの融点はわずか６４０℃と低いから、ペレットの表面部にあるプルトニウムは二酸化ウランより先に溶け始める。制御棒の耐熱性も１０００℃程度だから、ほどなく形をとどめなくなる。
（３号機で部分的に使用されているＭＯＸ燃料はプルトニウムを混ぜているので燃料ペレット自体の融点も低くなる。ＭＯＸ燃料は二酸化プルトニウムを二酸化ウランと混ぜて（１３％ほど）いるのでプルトニウムの融点よりはずっと高い。現在建設中で岡田幹事長がバカ丸出しで続行と主張している大間原発は、オールＭＯＸ燃料で稼働させる予定の危険度がより高い原発）
このような経緯で１号機の燃料棒は２７００℃を超え、二酸化ウランになっているウラン２３５もウラン２３８も溶かし、プルトニウムともども、落下し沈殿したそれらがどのような形状になったかによって臨界に達した可能性もある。
（今では再臨界は間違いないと思っているが政府の公式発表を待ちたい）
１号機では遅くとも３月１３日午前中にはこのような事態に陥っていたと考えられる。
関連するのかどうか不明なので政府の説明を望むが、３月１３日の１５条通報のなかで理由がわからないものがある。
「［事故発生から２号機圧力抑制室損壊までの経緯：４］ （その６）」（http://www.asyura2.com/11/genpatu9/msg/575.html）の内容だが、
「９：３８ 保安院レポート：１号機について１５条通報。
※ これは８：５６の判断に基づく東電の通報だと思うが、なぜ、１号機についてとなっているのだろう？放射線量の問題だから１号機と限定できないはずだが。 」
と書いている。
そのなかでこの理由なのかなと取り上げたのは、
「８：５６ 東電は、別立ての文書「原子力災害対策特別措置法１５条第１項の規定に基づく特定事象（敷地境界放射線量異常上昇）の発生について」
（http://www.tepco.co.jp/nu/f1-np/press_f1/2010/htmldata/bi1330-j.pdf）
で、敷地境界の放射線量が制限値（500μＳｖ）を超えたので１５条事象と判断したと記す。
しかし、この時刻の前に放射線量が大きく上がるような事象についての説明は、保安院・東電のどちらのレポートにも見えない」
という内容である。
これが、正門付近で何回か計測されたと東電自身も認め報道もされている“中性子線計測”であれば腑に落ちる。
３月１３日の午前中なら、２号機は注水が継続されており、１４日午前に水素爆発を起こした３号機はすでに危険水域にはいっているが決定的な状況ではなく、核分裂反応（再臨界）に伴い放出される中性子線の発生源は１号機の他には考えられない。
そうであるならば、中性子線の観測をもって、「１号機について１５条通報」となっても不思議ではない。
１号機の全炉心溶融は、３月１３日に起き、政府・東電もその時点で認識していたと考えている。
※ 参照投稿
●「秘匿されている３月１３日午後の“重大事態”は何か？政府・東電のレポートに潜む奇妙な『空白』を読み解く」
（http://www.asyura2.com/11/genpatu9/msg/582.html）
●「［事故発生から２号機圧力抑制室損壊までの経緯：４］ （その６）」
（http://www.asyura2.com/11/genpatu9/msg/575.html）
●「事故を「レベル7」まで深刻化させた政府・東電の大罪：２号機圧力抑制室損壊は事故対策チームの極めて深刻な失態」
（http://www.asyura2.com/11/genpatu9/msg/549.html）
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