プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential「福島第一原子力発電所事故から何を学ぶか」

最終報告－ Team H2Oプロジェクト －2011/12/21
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背景－ 本プロジェクトについて －2
許可なき複製・無断転用を禁じます。 Copyright Team H2O Project all rights reserved背景…本プロジェクトの目的

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本プロジェクトの目的① 東日本大震災と津波、その後の福島第一・第二・女川・東海第二原子力発電所等において発生した事実を丹念に洗い出し、今後、我々が共有すべき事実・課題・教訓を抽出する。
② 前頄に基き、今後の原子力発電所の再稼動の可否判断に必要となる
科学的・技術的・論理的な枠組みを提供する③ これらは、ＩＡＥＡ等の国際的に中立であり、国際的信用に足る機関からのコンセンサスを得られる内容とする

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背景…中期フェーズ

原発再稼動の判断には、国際的信頼に足る安全性評価テスト等の科学的・論理的な手項が重要である ＝＞ その第一歩として、本プロジェクトは以下の第一フェーズをカバーする
２ヶ月

検査停止の原子炉再開に必要となる合意形成プロセスと期間＇案（
５ヶ月
８ヶ月

２ヶ月

０年
• 対策状況の検証• 対策状況の説明• 再稼動の判断
etc

再
稼
動

２ヶ月
必要な対策・設備投資の実施対策が必要となった頄目について、設備投資を行い、対応する• IAEAなどの国際的な専門家によるテスト頄目の洗い出しとテストの実施により信頼を得る
２ヶ月

２ヶ月

テストの実施• IAEAのコンセンサスを得る• 実際にテストを全４３基＇福島第０の５基を除く（に施す

国際的テスト頄目の作成• 福島第一他の事実・教訓・対策の洗い出し• 保安院ST、EU型STとの比較考量• 本プロジェクト版テスト頄目の策定
資料９大前研一記事「「原発オールアウト」の危機をどう乗り切るか」より

本プロジェクトの対象フェーズ
理想的には今冬、遅くとも来春に再稼働の可否判断が出来る
4
事が重要である
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本プロジェクトは２０１１年７月２４日に開始し、同年１０月２８日に福島第一原発事故から得た教訓・対策を中心に、ＢＷＲ型に関する「中間報告書」として取りまとめた
予今
定後
さ、
れ外
る部
事で
象予
想
・

9月

8月

ストレステスト

12月

11月

電力stepⅠ報告＇定検起動前（

電力stepⅡ報告

事故報告

事故報告＇電事連（

IAEA

▼会議

報告書作成

方本
向プ
性ロ
ジ
ェ
ク
ト
の

10月

事故報告＇中間報告（
国・東電
ストレステスト評価

クロノロジー整理
ストレステスト評価(stepⅠ（

報告書見直し＇事故報告・ストレステスト結果反映（

報告書作成･纏め▼細野大臣説明IAEA報告･コンセンサス活動

今フェーズの作業ステップ
６月末

７月末

福島第一・第二の発生事象の調査＇クロノロジー（
情報収集・
事前準備

クロノロジーから得た教訓・対策の抽出

現行テスト＇ＥＵ型ＳＴ、保安院ＳＴ（
の調査

８月末

再発防止に向けた教訓・対策の整理
・ 技術的な教訓・対策
・ アクシデント・マネジメントにおける教
訓・対策

０／月末

中間報告書
の策定＇ＢＷ
Ｒについて（

ＰＲＪでの最終
承認
中間報告書
の提出

保安院ＳＴとの比較

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中間報告書の後、２０１１年１１－１２月にＰＷＲ型に関する調査・検討を行い、最終報告書として取りまとめた
２０１１年１１－１２月の本プロジェクトのマスタースケジュール

０／月末

００月末

０１月末

０月末

ＰＷＲ型の特徴、違い等について
ＰＷＲに関する調査書の取りまとめ
中間報告の
取りまとめ

書類、映像等の英訳

本プロジェクトで得た教訓のＰＷＲへの適用の可能性について
現行の安全対策と保安院ＳＴの事例研
究＇多重性、多様性（

最終報告書の取りまとめ6
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BWR型に関する章と中間報告書の取りまとめは、以下の体制で行ったインタビュー、ヒアリング等の情報聴取にご対応頂いた主な部門、方々

大前研一
電力グループ

東芝

事務局● 株式会社大前アンド・アソシ
エーツ パートナー 柴田 巌氏● 日本原燃株式会社 再処理事
業部 再処理計画部 部長 遊
佐 学氏

日立

● 日本原燃株式会社 常務取締役経営企画室長 田中 治邦 氏
● 東京電力株式会社 原子力運営管理部長 高橋 毅 氏● 株式会社東芝 電力システム社 原子力事業部
原子力福島復旧技術部 部長 畠澤 守氏● 株式会社東芝 電力システム社 原子力事業部
原子力福島復旧技術部 プロジェクト統括主幹 行則 茂氏
他１名● 日立GEニュークリア・エナジー株式会社 技師長 守屋 公三明氏
● 日立GEニュークリア・エナジー株式会社 原子力計画部 チーフプロ
ジェクトマネージャ 次世代炉センター センター長 松浦 正義氏

7＇敬称略・項不同（

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PWR…プロジェクト体制

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中間報告書以後のＰＷＲ型に関する調査・検討は、以下の体制で行ったインタビュー、ヒアリング等の情報聴取にご対応頂いた主な部門、方々

大前研一● 関西電力株式会社 原子力事業本部

関西電力

原子力災害防止対策担当部長 吉原 健介 氏
● 関西電力株式会社 原子力事業本部
原子力技術部門 プラント・保全技術グループ 部長 田中 俊彦 氏
● 関西電力株式会社 東京支社
次長 仙藤 敏和 氏
課長 大神 隆裕 氏

事務局
● 株式会社大前アンド・アソシ
エーツ パートナー 柴田 巌氏● 三菱重工株式会社 原子力事業本部

三菱重工

安全高度化対策推進室 主任 奥野 大作 氏

● 日本原燃株式会社 再処理事
業部 再処理計画部 部長 遊佐 学氏

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＇敬称略・項不同（

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調査は、水素爆発・放尃能漏洩等の重大事象を含む「プラントの安全確保」と「地元の安全確保」に関する対策を導く為の、技術的側面に主眼を置いた
本プロジェクトの主たる調査対象● 今回の地震、津波の実態● 福島第一原発で発生した事実＇クロノロジー（● 他の原発＇福島第二、東通、女川、東海第二（で発生した事実＇クロノロジー（● 福島第一と他原発のクロノロジーの違い、理由● 電源喪失の実態● 高圧冷却機能の実態● ベント機能の実態● 低圧冷却機能の実態● 水素爆発の実態＇水素発生、漏洩、爆発のメカニズム（● 災害対策＇AM（の効果、限界、課題● 判明した事実＇クロノロジー（から抽出した問題と原因、対策の切り口● 再発防止の対策● 保安院ストレステスト、海外ストレステスト等との比較● IAEA等との協同について

対象
外● 原発以外における重要な関連・発生事象， 政府、関連省庁の動き， 自治体の動きなど● 避難区域の設定、賠償等の政策的な判断事頄

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福島第一原発等の検証
・ 何が起きたのか？
・ その意味合いは何か？

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３月１１日の地震・津波の実態＇福島第一（・ 地震、津波の規模、被害・ 原発に与えた被害の意味合い

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福島第一原発の概要 － 合計６機の原子炉を有し、約４０年前に稼動した日本初期の原発の１つ。
地震時に稼動中の１・２・３号機は、中でも最初期のものであり、より低い海抜立地にあった
６号機
免震重要棟

５号機

１号機

正門

２号機
３号機
４号機
所在

大熊町

号機
1号機

運転開始
S46.3

型式
BWR-3

出力(万kW) 主契約メーカ
46.0
GE

2号機
3号機

S49.7
S51.3

BWR-4
BWR-4

78.4
78.4

GE/東芝
東芝

4号機

S53.10

BWR-4

78.4

日立

5号機

S53.4

BWR-4

78.4

東芝

6号機

S54.10

BWR-5

110

GE/東芝

双葉町

地震発生時の状況
定格出力運転中
定格出力運転中
定格出力運転中
定期 全燃料取出、プールゲート閉検査中 ＇シュラウド交換作業中（定期
原子炉圧力容器上蓋閉
検査中
定期
原子炉圧力容器上蓋閉
検査中
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原子炉格納容器の型式 － 福島第一は、マークⅠ、マークⅡ型の原子炉を使っていた
福島第一１号機＇出力46万kW（［昭和46年］

福島第一２～５号機＇出力78.4万kW（［昭和49年～53年］

BWR-3
マークⅠ
＇フラスコ型（

BWR-4
マークⅠ＇フラスコ型（

福島第一６号機
福島第二０号機＇出力110万kW（［昭和54年～60年］

福島第二１～３号機＇出力110万kW（［昭和59年～平成6年］

BWR-5
マークⅡ
＇円すい型（

BWR-5
マークⅡ改良＇つりがね型（13
出典９NRCホームページ

福島第二1号機

福島第二3号機
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東北地方太平洋沖地震 － ３月１１日＇金（１４：４６にM９．０の巨大地震が発生。福島第一付近は、震度６強の揺れ●●

発震日時９ 2011年3月11日＇金（午後2時46分頃
発生場所９ 三陸沖 ＇北緯38度、東経142.9度（、 震源深さ 24km、マグニチュード 9.0●

各地の震度９

震度7９
震度6強
震度6弱
震度5弱
震度4

宮城県栗原市
福島県楢葉町、富岡町、大熊町、双葉町
宮城県石巻市、女川町、茨城県東海村
新潟県刈羽村
青森県六ヶ所村、東通村、むつ市、大間町、新潟県柏崎市

震源
原子力発電所14
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地震に伴って宮城・福島沿岸に巨大津波が発生。地震から約４０分後の３月１１日１５：２７頃、福島第一原発に津波＇第一波（が襲来した。その８分後＇１５：３５（、更に極めて高い第二波が襲来
各地の津波の高さ

相馬市

出典：気象庁ホームページ

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地震・津波の規模 － 福島第一を襲った地震と津波は、共に観測史上４番目となる、世界有数の規模であった
地震マグニチュード ＝＞ 観測史上４番目
項 位

発生年

地震名

ﾏｸﾞﾆﾁｭｰﾄﾞ

０

０８５／

Ｃｈｉｌｅ

８－４

１

０７５３

Ａｌａｓｋａ

８－１

２

１／／３

Ｓｕｍａｔｒａ

８－０

４

２０１１

東北地方太平洋沖

９．０

３

０８４１

Ｋａｍｃｈａｔｋａ

８－／

津波マグニチュード* ＝＞ 観測史上４番目
項 位

発生年

地震名

ﾏｸﾞﾆﾁｭｰﾄﾞ

０

０８５／

Ｃｈｉｌｅ

８－３

１

０７２６

Ｖａｌｄｉｖｉａ＋Ｃｈｉｌｅ

８－２

１

０８３５

Ａｌｅｕｔｉａｎｓ

８－２

４

２０１１

東北地方太平洋沖

９．１

３

０８５３

Ａｌａｓｋａ

８－０

５

１／／３

Ｓｕｍａｔｒａ 他

８－／16※津波マグニチュード＝ 地震で生じた津波の大きさから求めるマグニチュード

出典９東京大学地震研究所ホームページ
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地震によるインフラの液状化、破断等の被害は、福島第一＇震度６強 ※（の方が第二＇震度６弱※（よりも大きい － 後の原子炉事故の対応業務へ、大きな影響差を与える一因となった※ 福島第一は最大加速度550gal＇東西方向（、第二は同
305gal＇上下方向（。共に、原子炉建屋最地下階の観測値

福島第一の被災状況● 路面が左右に渡り完全に亀裂、破断● ガードレールは大きく傾斜● 側道に無数のヒビ割れ● 車両や人の通行が困難● 路面が数ｍに渡り陥没している● 路央にドラム缶が転がっている● 車は全く通行できない。徒歩での移動も過酷困難● 比較的高台においても数ｍの亀裂

17● 一部、地盤の陥没が見られる

福島第二の被災状況

許可なき複製・無断転用を禁じます。 Copyright Team H2O Project all rights reserved● 建屋と地面の間に隙間＇地盤沈下か？（地震・津波の実態…福島第一

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平成１４年の土木学会の津波評価に基き対策を強化していたが、今回の津波はその想定を大幅＇約１０ｍ（に上回った － 特に福島第一では、想定の３倍弱の津波が襲来
これまでの対津波の条件設定の経緯
・ 建設時９ 原発の建設に当り、過去の津波の発生実績を元に、設計に反映すべき津波の条件を設定していた・ 平成０３年９ その後、同年刉行の土木学会「原子力発電所の津波評価技術」に基き、津波の条件設定を見直した
それに伴い、海水ポンプの嵩上げ等の津波対策を強化していた

建設時

平成１４年の見直し

今回の津波＇浸水高（

上昇側

海抜＇O.P.（+3.1m

海抜＇O.P.（+5.7m

主要建屋設置エリアの海側面において下降側

同 -1.9m

同 -3.6m

海抜＇O.P.) +11.5～+15.5m

福島第一海側面エリアにおいて上昇側

同 +3.7m

同 +5.2m
同 +6.5～+7m

福島第二
下降側

同 -1.9m

同 -3.0m

主要建屋エリア南の道路では集中的に遡上あり
海抜(O.P.（ ＊12～14.5m

注（ O.P.＇小名浜港工事基準面（ ９ T.P.＇東京湾平均海面（の下方0.727mにある基準面● 約5.8～9.8ｍの想定差＇約３倍弱（● 福島第二は、約1.3～1.8ｍの想定差18

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その結果、津波は福島第一の海側のみならず山側を含む全域を襲撃し、最も重要な原子炉建屋・タービン建屋が全面的に浸水する結果となった ＝＞ 津波に対する設計尤度が明らかに低い
津波の最高水位＇想定（＝ ＋５.７ｍ

実際の浸水高＝ ＋11.5～15.5ｍ＜ 福島第一１～４号機の敷地高と津波イメージ ＞
海側エリア

想定津波
最高水位
O.P.+5.7m

主要建屋設置エリア

浸水高 O.P. 約 +11.5 ～ 15.5m
敷地高 O.P.+ 4 m

5.7m に対して
対策済み

原子炉建屋

タービン建屋扉

海水ポンプ

O.P. 0m

扉

敷地高さ O.P.+10m＇ 1 ～ 4 号機（ ※

防波堤
取水路

● 海抜３ｍ付近は、ガレキが散乱し車両・人・物資が運搬できる状況には無い※ ： ５～６号機の敷地高さはO.P.+13m

19● 海抜10ｍ付近でも、乗用車が漂流。建屋山側でも5.5ｍ高のタンクを飲み込み、まるで水泳プール
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津波襲来の瞬間 － 発電所に到達した波の立ち上がりが、高さ約４５ｍの原子炉建屋を上回り、
高さ約１２０ｍの排気塔の半分近くの高さとなった
福島第一

排気筒

原子炉建屋

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プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

津波の痕跡 － 原発南側では海岸沿いの植林が、根こそぎ剥ぎ取られている
２月００日以前 ＇福島第一原発 ３号機南側（海岸の植林が、根こそぎはぎ取られている
２月００日後21
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福島第一の航空写真 － 原子炉６機中、１・２・３号機が稼動中。４・５・６号機は定期検査の為、停止中だった
０号機
１号機
２号機＇運転中（ ＇運転中（ ＇運転中（３号機＇定期検査中（5号機＇定期検査中（５号機＇定期検査中（22＇C)GeoEye
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敷地高 － 稼動中の１・２・３号機は海抜１０ｍ。５・６号機＇同１３ｍ（よりも低い場所にあった

1～4号機海側エリア
敷地高：O.P.4m

5/6号機海側エリア
敷地高：O.P.4m

物揚場・キャスク建屋
敷地高：O.P.約5m

5/6号機主要建屋エリア
敷地高：O.P.13m

1～4号機主要建屋エリア
敷地高：O.P.10m

23
許可なき複製・無断転用を禁じます。 Copyright Team H2O Project all rights reserved＇C)GeoEye地震・津波の実態…福島第一

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

高さ15.5ｍの津波により、第一１～６号機と主要施設の全域が浸水した
Ｐ１４、１５の写真の箇所＇固体廃棄物貯蔵所（

Ｐ１２、１３の写
真の箇所＇３号機排気筒
付近（

福島第一原子力発電所 浸水箇所色塗りあり

24＇C)GeoEye

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プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

津波は高さ5.5ｍの重油タンクを軽々と飲み込み、ヤード全体をまるで満水の水泳プールの様な状態に重油タンク＇高さ約５．５ｍ（

福島第一のヤード浸水状況 ＇４号機排気筒付近：敷地高O.P.+10m（

３台の車

撮影日 ９2011/3/11 15:42

同 15:43
重油タンクが飲み込まれている

同 15:42

同 15:43
ヤード全体が満水の水泳プールの様に

同 15:43

同 15:44
写真左側にあった白い車が流されて建物外壁に突っ込んでいる

25

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プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

浸水状況＇前ページ続き（ － ３台あった自動車は全て津波で流されている
福島第一のヤード浸水状況 ＇４号機排気筒付近：敷地高O.P.+10m（

撮影日９2011/3/11 15:44

同 15:44

同 15:46

前ページではこの辺りにあった車数台が全て流されている
その内１台は漂流して建物の壁に突き刺さっている

同 15:49

同 15:57

26
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プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

津波が襲来した瞬間の海側の状況 － １０ｍの堤防を軽々と越え、沢山の自動車が漂流し、巨大なタンクがほぼ飲み込まれている
固体廃棄物貯蔵所東側＇４号機東南海側（①②
高さ約10mの堤防を軽々と越えている

写真③右側の巨
大なサージタンクがここまで浸水③④
どこからか流されて来た自動車27
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プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential＇前ページ続き（ 重油タンク２台は流されて道路側へ乗り上げ、サージタンクはペットボトルを捻ったかの様に側面が変形
固体廃棄物貯蔵所東側＇４号機東南海側（⑤⑥

重油タンク２台が流されて、道路側へ乗り上げている巨大なサージタンクは、ペットボトルを捻ったかの様に
全周辺がよじれている28

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プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

敷地全体に11.5～15.5ｍの津波が押し寄せ、４～５ｍの浸水被害を受けた－稼働中の１・２・３号
機の敷地高が、停止中の５・６号機より低い為、より深刻な浸水となった
福島第一原子力発電所 ： 浸水高、浸水深等

原子炉へ外部電源を供給する超高圧開閉所の２機
中１機が津波で浸水

【補足】

検潮所

浸水深

浸水高

・浸水高：
建物や設備に残された変色部や漂着物等の痕跡の、基準面からの高さ
遡上高
・浸水深：
建物や設備に残された変色部や漂着物等
浸水域の痕跡の、地表面からの高さ
29
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プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

設備・構造物の漂流状況 ①１～４号機の海側 － 重油タンクが流され、大型クレーンが動かされた他、多数の破損、漂流が発生

福島第一０～３号機の海側の航空写真

重油タンクが流されている

大型クレーンが動かされている

注９ 流された重油タンク、大型クレーン車の拡大写真は次ページに掲載

30
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プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential＇前ページ続き（ これらの重層が、津波後の現場の人・物資の輸送・運搬を極めて悪化、難航させる
大きな要因となった

重油タンクが漂流し、道路を完全に塞いでいる

クレーン車＇重量約４５ｔ（とガレキが漂流し、建物へのアクセスを妨害漂流した自動車が配管と建物の間に挟まっている31
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プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

設備・構造物の漂流状況 ②１～４号機の山側 － 浸水によってコンテナの蛇腹カバーが百数十ｍに渡って漂流し、多数のコンテナが周辺に散乱している

海から離れた場所にも浸水
福島第一０～３号機の山側の航空写真

32
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設備・構造物の漂流状況 ③５・６号機の海側 － 敷地が高い５・６号機においても、防波堤は破損、無数のテトラポットが防波堤に乗り上げて護岸の通行は不能に

福島第一４・５号機の海側の航空写真

防波堤の破損33
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山側からも浸水して１～４号機の電源系統を塩水漬けにし、周辺道路は液状化に加えて土砂・ガレ
キ等の散乱が人や物資の運搬を著しく悪化、難航させた①① 排気筒の山側に位置する開閉所にも多量の海水が侵入し、電源系統を機能不全にした②② 津波による土砂、がれき等の散乱が人・物資の運搬を難航させた

34
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津波被害－オイルフェンスが建物に突き刺さっている。路面は激しく液状化し、ガレキの散乱と合わせて昼間でも通行できる状況にはほど遠い。夜間に照明無しでは歩けない

物揚場・キャスク建屋の周辺

建物にオイルフェンスが突き刺さっている漂流または破断した数ｍ大のアスファルト、コンクリート
片等のガレキが散乱

路面は激しく液状化

35
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津波被害－ 物揚場・キャスク建屋の中は、流れ込んだ自動車が突き刺さったり、無数のガレキが散乱し、全く足場の無い状態に物揚場・キャスク建屋の中漂流して流れ込んだ自動車が縦に突き刺さっている

流入したガレキと散乱した什器等が屋内を埋め尽くし、全く足場が無い状態

36
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津波被害 － ４号機タービン建屋の電源盤。大量に流れ込んだタイヤ、掃除機、ホース等が覆い尽くし、電源盤へのアクセスが出来ない状態に● 地震・津波による各電源系統の被害を調べ、復旧策を施さなければならない

３号機タービン建屋内の電源盤● しかし、ガレキが覆い隠し、電源盤へのアクセスすら困難な状態

37
許可なき複製・無断転用を禁じます。 Copyright Team H2O Project all rights reserved地震・津波の実態…福島第一…作業を困難にした外的要因＇屋外（

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液状化、大量のガレキ、道路破断等が、人・物資の運行を著しく難航させた。更に、電源喪失による
夜間の暗闇化が拍車をかけ、極めて過酷な作業環境となった• 頻発する余震、マンホールの外れ、地面の亀裂・陥没・液状化等、非常に悪い足場• 夜間の真暗闇• 道路等のアクセスルートも、障害物等により著しい通行支障

道路の陥没等
歩くだけでも危険な箇所。
夜は特に危険アクセスルートの障害物
アクセスは消防ホース等を迂回。爆発後は瓦礫、損傷した消防車が障害物としてさらに追加

仮設電源敷設のアクセス
建屋内へアクセスするために大物搬入口を重機で破壊シャッター破壊の廃材

仮設電源敷設ケーブルの引き回しは、
電気関係以外の社員も動員して人力で実施

38
許可なき複製・無断転用を禁じます。 Copyright Team H2O Project all rights reserved地震・津波の実態…福島第一…作業を困難にした外的要因＇余震（

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頻発する余震が作業中断を余儀なくし、電源喪失後の原子炉復旧作業を更に難航させた － 過去の主な地震と比べても、４倍以上の余震回数
海域で発生した主な地震の余震回数 ＇マグニチュード5.0以上。本震を含む（

今回の地震の余震回数

過去の主な地震の余震回数
気象庁報道発表資料＇平成23年5月13日（

39
許可なき複製・無断転用を禁じます。 Copyright Team H2O Project all rights reserved地震・津波の実態…福島第一…作業を困難にした外的要因＇屋内（

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電源喪失によって建屋内は暗闇化し、原子炉の状態監視が困難になると同時に、散乱する物が現
場作業の著しい障害となった• 電源がないため、建屋内は真っ暗の状態での作業• 電源がないため、個別に計器電源を仮設で設置して対応

真っ暗な中での作業
サービス建屋入口を建屋内から撮影。床にも散乱物あり
仮設計器電源
電源がないため、仮設
バッテリーをつないで計器用電源として使用

指示値の確認
真っ暗な中、ライトの明かりを頼りに指示値を確認
当直副長の監視
当直副長席の状況。
真っ暗の状態で全面マスクをつけて監視40
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地震・津波の実態…福島第一…作業を困難にした外的要因＇放尃線量（

更に、上昇する放尃線量が、現場の復旧作業の中断を余儀なくした
１号機T/B松の廊下R/Bへの二重扉前の線量＇３月１１，１２日（

松
の
廊
下

P.N

1.20mSv/h
二重扉

0.90mSv/h

0.50mSv/h
二重扉
原子炉建屋

ラドウエスト建屋

3月11日
23時頃測定3月12日
2:05測定0.45mSv/h
タービン建屋コントロール建屋

１，２号
サービス建屋41

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現場の声＇その１（－ 当時の業務の苛酷さ、厳しさが脚色無く伝わって来る “…電源のランプがフリッカし、一斉に消えていくのを目前で見た。その時は津波によるものとは思わず、何が起きたのか分からなかった。”
 “…２号機側は真っ暗、１号機側は非常用灯＇薄暗いわずかな照明（ に切り替わった。電源を失って何も出来なくなったと思った。”
 “…若い運転員は不安そうで、「操作もできず、手も足も出ないのに我々がここ＇中操（にいる意味があるのか」と紛糾したが、自分がここに残ってくれと頭を下げておさめた。 若い研修生１人は免震重要棟に避難させ、「皆、それで良いな」という話をした。”
 “…ベントに行ける人間を書き出して、当直長をそれぞれ割り振るように編成した。完全装備で線量が高い中に行かせるので、若い人には行かせなかった。”
 “…通常であればケーブルの布設作業は１・２ヶ月かかる。数時間でやったのは破格のスピード。 暗
闇の中、布設のための貫通部を見つけたり、端末処理を行う必要もある。通常なら機械を使うが今回は重量があるケーブルを人力で布設している。”
 “…通信もほとんど使えない状態で本部と現場の意思疎通にも時間を要した。例えば「メガーで抵抗を測れ」と指示するだけでも時間がかかる。”
42
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現場の声＇その２（
 “…相当大きい余震があり、死に物狂いで走って帰ることもあった。”

 “…キャットウォークじゃなくて、トーラスの上に足をかけた。弁が一番上にあるやつだったので、熱さ確認のためトーラスに足をかけたら、＇黒い長靴が（ずるっと溶けた。やめた方が良いと判断した。”
 “…原子炉建屋内＇RCIC室（への確認作業も容易ではなかった。セルフエアセットの着るのに10～
15分、それで活動時間は30分、戻ってからセットを外して中操へ報告 に行くという余計な手間がかかる。”
 “…通信機能は使えず、一度、RCIC室まで行って帰ってくるのに45分～1時間くらいかかった。”

 “…計器を復旧するにはバッテリーしかないと思い、メンバーに集めさせた 。最低限のパラメータを生かそうとした。通常想定されていない様な事だが、出来る事は何かを考えてやった。”
 “…バッテリーの運搬は重くて大変だった。接続工具が無いし、通信手段も無い。あれ以上の悪条件は無い。”
43
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まとめ － 福島第一を襲った地震と津波は、現場の作業環境に対して、何重もの甚大な障害をもたらした。
その後の、炉心損傷や水素爆発等への対策行動の遅延・失敗の背景要因である
地震・津波が第一０～３号機の作業環境に与えた影響● 暗闇９ 交流・直流電源の喪失によって、屋内・外のほぼ全照明が途絶え、現場が暗闇と化した● 司令塔機能の喪失９ 電源喪失によって、中央制御室において、原子炉の温度・圧力・水位等の最重要データ
を含む、ほぼ全データが把握不能となった＇計測・制御機作動せず（● 通信不能、指揮命令困難： 固定電話、携帯電話の回線混乱に加え、非常用ＰＨＳも電源喪失によって交換機が十分に機能せず、中央制御室と現場チームの通信・指示命令や、発電所内の状況報告や支援要請が極めて困難になった● 人・物資の移動・運搬困難： 暗闇、道路の陥没・寸断・液状化、屋内外の大量のがれき、ゲートや出入口の停
電封鎖の重層によって、人・物資の移動や運搬が極めて困難となった● 务悪苛酷な業務環境： 多発する余震や基準を超える放尃線量高によって、不測のタイミングでの作業の中断・撤収等を余儀なくされた● 行動量・時間の制限： 防御服、マスク、個人線量計等が不足し、現場作業する人員数が十分に確保できなくなった● 物資の寸断・孤立： 当初、２台あった消防車は、０台が津波によって故障。もう０台は、４・５号機側で孤立し、０～３号機への移動が不能となり、結局０～３号機側は０台しか使えなかった

44

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３月１１日の地震・津波の実態＇福島第二（・ 地震、津波の規模、被害・ 原発に与えた被害の意味合い

45
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福島第二原発の概要 － 合計４機の原子炉を有し、第一の約１１年後の昭和５７年に稼動。地震時は４機全てが運転中だった

４号機
３号機
免震重要棟
２号機
１号機

所在地
楢葉町
富岡町

号機
1号機

運転開始
S57.4

型式
BWR-5

出力(万kW)
110.0

主契約者
東芝

地震発生時の状況
定格出力運転中

2号機

S59.2

BWR-5

110.0

日立

定格出力運転中

3号機

S60.6

BWR-5

110.0

東芝

定格出力運転中

4号機

S62.8

BWR-5

110.0

日立

定格出力運転中46
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原子炉格納容器の型式 － 福島第二は、福島第一より新しいマークⅡ型の原子炉
福島第一０号機＇出力46万kW（［昭和46年］

BWR-3
マークⅠ＇フラスコ型（

福島第一１～４号機＇出力78.4万kW（［昭和49年～53年］

BWR-4
マークⅠ
＇フラスコ型（

福島第一５号機
福島第二１号機＇出力110万kW（［昭和54年～60年］

福島第二２～４号機＇出力110万kW（［昭和59年～平成6年］

BWR-5
マークⅡ
＇円すい型（

BWR-5
マークⅡ改良＇つりがね型（47
出典９NRCホームページ

福島第二1号機

福島第二3号機
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福島第二は、5.2ｍの設計値に対して、6.5～7ｍの津波が襲来した － 福島第一と比べて想定差が小さい
これまでの対津波の条件設定の経緯
・ 建設時９ 原発の建設に当り、過去の津波の発生実績を元に、設計に反映すべき津波の条件を設定していた・ 平成０３年９ その後、同年刉行の土木学会「原子力発電所の津波評価技術」に基き、津波の条件設定を見直した
それに伴い、海水ポンプの嵩上げ等の津波対策を強化していた

建設時

平成１４年の見直し

今回の津波＇浸水高（

上昇側

海抜＇O.P.（+3.1m

海抜＇O.P.（+5.7m

主要建屋設置エリアの海側面において下降側

同 -1.9m

同 -3.6m

海抜＇O.P.) +11.5～+15.5m

上昇側

同 +3.7m

同 +5.2m

海側面エリアにおいて下降側同 -1.9m

同 -3.0m

主要建屋エリア南の道路では集中的に遡上あり
海抜(O.P.（ ＊12～14.5m

福島第一

福島第二

同 +6.5～+7m

注（ O.P.＇小名浜港工事基準面（ ９ T.P.＇東京湾平均海面（の下方0.727mにある基準面● 第二は、設計値に対し約1.3～1.8ｍの想定差● 第一の想定差＇約5.8～9.8ｍ（に対し、小さい48

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その結果、福島第二の津波被害は、第一と比べると限定的 －第二の敷地高は海抜４ｍと１２ｍに分かれるが、原子炉・タービン建屋は海抜１２ｍの立地
津波の最高水位＇想定（＝ ＋５．２ｍ

実際の浸水高＝ ＋７ｍ ＇１号機南側のみ１４ｍ（＜ 福島第二１～４号機の敷地高と津波イメージ ＞
海側エリア

主要建屋設置エリア
原子炉建屋

浸水高O.P.約+6.5～7m

想定津波
最高水位
O.P.+5.2m

5.2mに対して対策済み
敷地高O.P.+4m

タービン建屋

海水熱交換器建屋扉

海水ポンプ

基準面O.P. 0m

扉
● ●

● ●

扉
● ●

敷地高O.P.+12m

防波堤
取水路

● 海抜３ｍ付近の海側は、福島第一と同様にガレキが散乱し車両・人・物資の運搬は非常に困難な状態● 海抜12ｍ付近では、津波による建物や設備の破損やガレキの散乱は殆ど見られない49

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浸水高は、集中遡上した１号機南側で１４ｍ前後だが、全体的には７ｍであり、原子炉建屋周辺の浸水は、福島第一と比較して尐ない
福島第二原子力発電所： 浸水高、浸水深等
津波が集中的に遡上した場所

津波がぶつかった角度

【補足】

検潮所

浸水深

浸水高

・浸水高：
建物や設備に残された変色部や漂着物等の痕跡の、基準面からの高さ
遡上高
・浸水深：
建物や設備に残された変色部や漂着物等
浸水域の痕跡の、地表面からの高さ

50

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福島第二

津波前の福島第二の航空写真 － ４機の原子炉が全て稼働中だった
３号機
＇運転中（

２号機
＇運転中（

１号機
＇運転中（

０号機
＇運転中（

51
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敷地高 － 第二の原子炉４機は、海抜１２ｍの立地。海水冷却系施設のある海側は、海抜４ｍの立地だった。他方、浸水高は海抜７ｍ

海側エリア
敷地高：O.P.4m

主要建屋エリア
敷地高：O.P.12m

福島第二原子力発電所

52＇C)GeoEye

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原子炉敷地の方が津波より高い為、直接の浸水は尐ない。しかし、１号機南側通路からの集中的遡上で海水が回り込み、原子炉周辺が浸水した
海側からの津波の浸水は限定的

集中的
遡上
1号機

免震重要棟

53
＇C)GeoEye

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津波被害の状況 － 第二の津波被害は、集中遡上した１号機南側と敷地高が低い海側に集中している① 津波の駆け上り＇０号機南側通路（

福島第二全体図

０号機南方通路を直撃した津波は最大０３ｍ
高まで遡上し、原子炉の裏側まで海水が回り
こんだ

②
③
①

② 敷地高４ｍ地点の被害＇4号機北側物揚場（

敷地高が３ｍの海側は、津波で被害を受け、ガレキが多数散乱③ ３・４号機タービン建屋は被害なし

津波高６ｍに対し、敷地高０１ｍの原子炉・タービン
建屋への津波被害は殆ど無かった

54

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津波被害の状況＇続き（ － 南側通路を津波が駆上がった１号機は、原子炉付属棟の送風用吸気口から浸水した①１号機非常用送風機室外側

原子炉付属棟の吸気ルー
バーから浸水

②非常用送風機室内側③非常用ディーゼル発電機制御室＇Ａ系（

浸水はしたが、第一の様な大量のガレキ、
什器設備等の氾濫は発生していない

55

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福島第一原発のクロノロジーと課題

56
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福島第一クロノロジー…電源喪失…

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地震によって、福島第一の全外部電源は喪失 － 原因は、敷地内の開閉所・鉄塔の損傷と、敷地外の変電所の損傷の２重。また、津波によって１部の電源盤が水没し、事態は更に悪化
敷地内の受電設備＇５・６号機（＝＞地震により停止
・ ４・５号機の起動用開閉所に接続する送電鉄塔０本＇＃１６鉄塔（９ 地震動による倒壊により、受電不可に

敷地内の受電設備＇１～4号機（＝＞ 地震と津波で停止

新福島変電所からの送電 ＝＞ 地震により停止
・ 強い地震動による遮断器等の変電設備の損傷が発生
・ 外部電源のうち福島第一原発０～３号機への１６４ｋＶ１系統３回線の送電と、４・５号機への５５ｋＶ０系統１回線の送電が停止に

・

０・１号機の超高圧開閉所９ 地震動による遮断器損傷により、受電不可に

・

２・３号機の超高圧開閉所９ 津波による制御盤水没により、受電不可に

57
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福島第一クロノロジー…電源喪失…

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津波後の外部・内部電源の喪失状況 － 全外部電源喪失に加え、内部電源＇非常用ディーゼル発電機（も、津波による水没で６号機の１台を残して、全て喪失した
４大
Ｌ熊
線

３大
Ｌ熊
線

２大
Ｌ熊
線

１大
Ｌ熊
線

外部電源停止・ 地震と二次被害＇土砂の崩落（により停止

内部電源喪失Ｄ/Ｇ4B

・ 地震後も非常用ディーゼル発電機＇D/G（により電源供給していたが、津波により喪失
・ D/G＇５B（０台のみ運転継続

D/G

D/G

D/G

4A

3B

3A

送電用

D/G

2B

D/G

D/G

D/G

2A

1B

1A

１ 夜 夜２
Ｌの のＬ
森 森
線 線

送電用

唯一生き
残った内部
電源＇非常
用ＤＧ（

９地震の影響により停止
９津波の影響により停止
９津波後も運転可能

D/G

D/G

5A

5B

D/G

H

D/G

6A

58

D/G

6B

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福島第一クロノロジー…電源喪失…

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非常用ＤＧ発電機の状況 － 合計１３台あったが、空冷式の１台を残し、全て機能喪失。海側にあり、津波の浸水をより強く被った海水冷却式ＤＧが弱い＇特に、その冷却系統（
福島第一： D/G系統概要
海水冷却式 非常用ディーゼル発電機＇D/G ０／台（
1号機A・B、 １号機A、 ２号機A・B、 ３号機A、 ４号機A・B、 ５号機A・H
～～
～～
海
～～
～～

津波後すべて
海水ポンプ

機能喪失

Ｄ．Ｇ

熱交換器

空冷式D/G ＇２台（
2号機B、３号機B、５号機B

エアクーラー
冷却水ポンプ
Ｄ．Ｇ

電源確保

外気

熱交換器

D/G本体が健全でも、本体を冷却する為の系統を失えば、機能喪失する

福島第二
海水冷却D/G＇０１台（
０～３号機A・B・H～～～ ～ 海水ポンプ
海
熱交換器
～～
～～

６号機Bのみ３号機B・H、４号機Hの３台で

冷却水ポン
プ

Ｄ．Ｇ

電源確保

59
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福島第一クロノロジー…電源喪失…

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外部電源以外の電源系統の被害状況 － 爆発を起こした１～４号機では、非常用ＤＧとＭ／Ｃ電源
盤、海水冷却系は全喪失。２・４号機のＰ／Ｃ電源盤と３号機の直流ＤＣ電源が生き残ったのみ
津波後の電源設備及び海水系の健全性
1号機
電源盤

2号機
使用
電源盤
可否

使用
電源盤
可否

福島第一
３号機
使用
電源盤
可否

４号機
使用
電源盤
可否

５号機
使用
電源盤
可否

使用
可否

×

ＤＧ１Ａ

×

ＤＧ２Ａ

×

ＤＧ３Ａ

×

ＤＧ４Ａ＇※１（

×

ＤＧ５Ａ

×

×

ＤＧ１Ｂ＇空冷（

×

ＤＧ２Ｂ

×

ＤＧ３Ｂ＇空冷（×

ＤＧ４Ｂ＇※１（

×

ＤＧ５Ｂ＇空冷（○ＨＰＣＳ ＤＧ×

非 Ｍ．Ｃ ０Ｃ
常 Ｍ．Ｃ ０Ｄ
用×

Ｍ．Ｃ 2Ｃ×

Ｍ．Ｃ ２Ｃ×

Ｍ．Ｃ 4Ｃ×

Ｍ．Ｃ 5Ｃ×

Ｍ．Ｃ 6Ｃ○×

Ｍ．Ｃ 2Ｄ×

Ｍ．Ｃ 3Ｄ×

Ｍ．Ｃ 4Ｄ×

Ｍ．Ｃ 5Ｄ×

Ｍ．Ｃ 6Ｄ○

Ｍ．Ｃ １Ｅ

×

Ｍ．Ｃ 4Ｅ×

HPCS DG M/C○

Ｍ．Ｃ ０Ａ×

Ｍ．Ｃ 2Ａ×

Ｍ．Ｃ 4Ａ×

M/C 6A-1

×

M/C 6A-2

×

M/C 6B-1

×

M/C 6B-2

×

非 ＤＧ０ＡＤ
常 ＤＧ1ＢＧ
用

Ｍ．
Ｍ．Ｃ ０ＢＣ 常
用
Ｍ．Ｃ ０Ｓ

P/C 1C

非常 P/C 1D用P/C 1AＰ
P/C 1B．
Ｃ 常
P/C 1S
用

×

０
１
４
Ｖ
Ｄ
Ｃ

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤1Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主母線盤1Ｂ

Ｍ．Ｃ ２Ａ×

Ｍ．Ｃ 2Ｂ×

Ｍ．Ｃ ２Ｂ×

Ｍ．Ｃ １SA×

Ｍ．Ｃ ２SA×

Ｍ．Ｃ 4Ｂ

Ｍ．Ｃ １SB

×

Ｍ．Ｃ ２SB××

P/C １C○P/C ２C×

P/C 4C×

P/C １D○P/C ２D×

P/C １Ｅ×

P/C １Ａ○P/C １Ａ-０

×

P/C １Ｂ

○

×

×
×
×

×
×

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤2Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主
母線盤2Ｂ

×

×
×

P/C ２ＡP/C ２Ｂ××

P/C ２ＳＡ×

P/C ２ＳＢ×

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤3Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主母線盤3Ｂ○○

Ｍ．Ｃ 5Ａ×

Ｍ．Ｃ 5Ｂ×

M/C 5SA-1

×

M/C 5SA-2

×

M/C 5SB-1

×

M/C 5SB-2

×-

P/C 5C×

P/C 6C○P/C 4D○P/C 5D×

P/C 6D○P/C 4Ｅ×

P/C 6E○P/C 4Ａ-×

P/C １ＳＢ

直
流
電
源

3号機

P/C 4Ｂ

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤３Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主
母線盤３Ｂ

○

×
×

P/C 5Ａ×

P/C 6Ａ-1

×

P/C 5Ａ-1○

P/C 6Ａ-2

×

P/C 5B×

P/C 6B-1

×

P/C 5B-1○

P/C 6B-2

×

P/C 5SＡ×

P/C 5SＡ-1

×

P/C 5SB×○

ＤＣ０１４Ｖ DIST○○

ＤＣ０１４Ｖ DIST

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤5Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主
母線盤5Ｂ

CENTER 6Ａ
CENTER 6B

○

A
/
B

海 Ａ
水 Ｂ
系

CCS A

×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ

×

CCS B

×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ

×

＇凡例（

９機能喪失

９給電元が喪失のため受電不可● 非常用ＤＧは５号機の０台のみが生き残り、それ以外は全て喪失● メタクラ＇Ｍ．Ｃ（電源盤は、５号機非常用０系
統を残して、全て喪失● パワーセンター＇Ｐ/Ｃ（は、０～４号機で全て喪失● 直流バッテリーは、０・１・３号機が水没により全て機能喪失 ＝＞ 中央制御室と高圧冷却機能を機能喪失へ導いた● 津波によって、海水系機能は全て喪失60

９電源盤・冷却系の喪失のために起動不可

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福島第一クロノロジー…

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電源と海水系冷却機能の喪失等は、第一１～３号機において、次の項で原子炉の事態悪化を進行させた事故の進展＇概念図（
外的事象

地震の発生
＇Ｍ9.0 観測史上３番目（

取られた対策

全外部電源の喪失＇交流（原子炉自動停止

発生・進展した問題

非常用発電機＇ＤＧ（の自動起動

非常用復水器・RCIC等による原子炉の冷却

津波の襲来
全電源＇交流・直流（の喪失
注水機能の喪失
ベント機能の喪失(１号機（

原子炉格納容器の圧力上昇

原子炉水位の低下
燃料の露出開始

格納容器内の気体を外部に放出させる操作＇手動ベント（

原子炉減圧操作＇０号機以外（
燃料の重大な損傷と水素・核分裂生成物の大量発生

水素の格納容器からの漏洩、建屋上層階への滞留
消防車等による注水と冷却原子炉建屋の水素爆発＇２号機はS/C圧力降下（

61
核分裂生成物の放出
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福島第一…全体像…

地震発生から各プラントの爆発までの事象展開は次の通り
共通事象
3/11

地震の発生＇14:46（＜地震発生後のプラントの応答＞● プラント停止＇スクラム成功（● 非常用電源＇DG（起動● 高圧注水系作動

甚大な被害＇０・１・２・３号機に同時発生（

津波の襲来＇15:35（

P/Cが生き残った２号機に電源車接続
し電源復旧を目指す

まず１号機を最優先に対処

福島第一０号機・ 原子炉減圧・ TAF到達判断できず
・ 注水できず水位低下開始
・ 炉心空焚き状態へ

●
●
●
●

全電源喪失
海水冷却機能喪失
IC機能はあり
消防車１台を配車

福島第一１号機●●●●●

福島第一２号機●●●●●

運転停止中の４号機は１・２・３号機の対応を優先

全交流電源喪失
海水冷却機能喪失
直流電源あり高圧冷却系RCICあり
同＇HPCI)あり

福島第一３号機● 全電源喪失● 海水冷却機能喪失● 常用・非常用P/C使
用可RCICで冷却＇15:05（

水素の大量発生・蓄積
・ 消防車による注水＇5:46～14:53（

3/13

直流バッテリが生き残った３号機
は高圧系で時間を稼ぐ

全電源喪失
海水冷却機能喪失
常用・非常用P/C使用可
高圧冷却RCICあり
電源車１台を配車

RCICで冷却＇14:50（

炉心損傷開始＇18:46頃解析（
3/12＜作業環境への被害＞● 暗闇＇照明なし（● データ把握不能へ＇計測・制御機作動せず（＜プラントへの被害＞● 消防車９ ２台中０台は津波で故障＇15:37（● 全外部電源の喪失＇14:46（
もう０台は４・５号機側で孤立・移動不能＇15:37（● 全非常用電源＇DG（の喪失＇15:37 ● 通信不能、指揮命令困難＇中央制御室と現場間（● 直流バッテリーの水没～15:41（ ● 人・物資の移動・運搬困難＇液状化、がれき等（● 海水冷却機能の喪失● 务悪苛酷な環境＇余震の多発、放尃線量高（● 行動量・時間の制限＇防御服、マスク、線量計等の不足（

RCIC停止＇11:36（
電源車損壊＇15:36頃（

水素爆発＇15:36（

生き残った非常用P/Cへ接続し、交流電源の復旧を目指していた。
爆発により給電不能に

HPCIで冷却＇12:35（
HPCI停止＇2:42電源枯渇（
4:15 TAF到達判断

炉心損傷開始＇8:46頃（解析 炉心空焚き状態へ
水素蓄積＇３号から流入？（

水素の大量発生・蓄積
3/14＇炉心損傷開始以降？（

9:08 原子炉の急速減圧実施
9:25 消防車による注水開始＇淡水、ほう酸入り（
RCICの電源枯渇に備え消防車の注水準備中だった

17:17 ＴＡＦ到達判断
18:00頃 原子炉減圧開始
原子炉空焚き状態へ

消防車損壊＇11:01頃（

水素爆発＇11:01（

RCIC停止＇13:25頃（

RCIC停止後、ベント試みるもR/D作動圧が高く、失敗
炉心損傷開始＇19:46頃解析（ ＇W/W、D/W共に（水素の大量発生・蓄積

62

3/15
ブローアウトパネル開放による水素放出？
＇S/C圧が／MPa(abs)を指示＇格納容器破損？（

水素爆発＇6:12（
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福島第一クロノロジー…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

標準的な全交流電源喪失＇SBO（時の運転操作の概略
今回のアクシデントマネジメントの成否

全交流電源喪失

福島第一①高圧注水系による炉心冷却交流電源を必要としない高圧注水系（非常用復水器（IC）（1F-1）、原子炉隔離
時冷却系（RCIC）（1F-2/3）、高圧注水系（HPCI））により、高温待機状態を維持。
SBOは約8～10時間で直流バッテリが枯渇（高圧注水系停止）することを想定しており、高圧注水系が動作している間に非常用DG又は外部電源を復旧させ、低圧注水のラインナップを行う。

福島第二

1号機

2号機

3号機

1～4号機

×

○

○

○

②原子炉圧力容器（RPV）減圧低圧注水が可能となった段階で、 逃がし安全弁（SRV）を手動開し、RPVを減圧。

×△△（遅延） （遅延）○③低圧注水系による炉心注水（代替策含む）
非常用DG又は外部電源が復旧した場合は、給復水系、炉心スプレイ系等により注水。
非常用DG又は外部電源が復旧しない場合は、消火系のディーゼル駆動消火ポンプ（D/D FP）を用いて注水。
D/D FPも使用できない場合には、消防車を用いて注水。

④PCV冷却有（電源復旧有）Y⑤除熱機能有（電源復旧、最終
ﾋｰﾄｼﾝｸ有）Y

原子炉冷温停止N△（遅延、容量不足）○⑥格納容器（PCV）除熱（PCVベント）炉心損傷前は、PCVの健全性維持の観点からPCVの最高使用圧力（Pd）でウェットウェル（W/W）ベント*を行う。万が一、W/Wベントができない場合はD/Wベントを行う。
炉心損傷後は、PCV内に大量の放射性物質が放出されており、ベントまでの時間的余裕を確保し、放射性物質放出の影響緩和するため、Pd～2Pdの間でW/Wベントを行う。
*：W/W（水フィルタ）を介して、ベントすることにより環境への放射性物質放出を抑制する。

△
（ベント
遅延）

○：成功

×

△
（ベント
開状態
維持困
難）

○
（PCV冷
却有）

63

△：実施できたが問題あり

×：失敗

63

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福島第一０号機…クロノロジー

地震よりも津波によって全電源・冷却・ベント機能が喪失－ 地震から注水開始が１５時間後、ベント開始が２４時間後発生した事象停原止子
炉の3/11 14:46

地震の発生(震度6強（

津波の襲来

全電源、「冷やす」機能、「圧力を制御する」機能の同時喪失＋暗闇・务悪環境● 非常用ＤＧ発電機、電源盤の水没＝＞全交流電源の喪失 ＝＞電動機使用不能へ● 電気品室等の水没＝＞直流電源の喪失＝＞ 電源盤、計測・制御設備が使用不能へ ＝＞ 冷却機能の喪失＇ＩＣ、ＨＰＣＩ等（ 、圧力制御機能の喪失＇遠隔からのＳＲＶ操作等（● 冷却用の海水系ポンプの破壊 ＝＞ 冷温停止機能の喪失＇最終ヒートシンク喪失（
津波直後９ 非常用復水器＇ＩＣ（による原子炉の冷却機能喪失＝＞ やがて原子炉水位の低下へ

高冷非圧却常
17９12 所長、消火系ライン・消防車による注水の検討指示
化用用防の 電
18：46頃 燃料損傷の開始＇推定（
止注源の 水の
21：19 原子炉水位が判明＇燃料頂部＊200㎜※／（
ベ 準確
23：00 タービン建屋内での放尃線量の上昇を確認
ン 備保
この頃、最初の電源車が到着
3/12
ト準00９06 所長、ベント準備を指示
備＇格納容器Ｄ．Ｗ（圧力が600kPa超の可能性（
等
01９30 ベントの実施を申入れ、国の了承
02：30 圧力容器の低圧／格納容器の高圧を確認 ※０05：46 消防車により淡水注入開始
07：20 圧力容器の破損＇解析（

水ベ 注
素ン 水
滞ト
実実
留施施

水素爆発
放尃能漏れ

09９04 作業員がベントの為、現場へ出発
10９17 格納容器ベント開始
14：30 格納容器ベント成功＇Ｄ／Ｗ圧力低下（
14９53 淡水注入完了＇累計80,000ℓ（
14９54 所長、海水注入を指示
15:36

・

地震後の原子炉の挙動＇スクラム（は設計通りであり、大きな問題はなかった●

津波による大規模浸水と破壊により、全電源＇直流・交流（が喪失した・

津波は、建物、タンク、海側施設等を浸水・破壊した。建屋内、道路等にガレキが散乱し、物資運搬や車両通行等の復旧作業を大幅に悪化させた＇＝＞作業環境が悪化（
津波で建屋内の配電盤等が浸水し、建物照明、炉の水位や圧力を測る機器、通信手段等、司令塔としての主要機能が喪失した＇＝＞ 水位、炉圧、温度等が測れない（
津波で非常用電源＇ＤＧ※１（や電源盤等が冠水し、全交流電源が喪失した＇＝＞電気が使えない（
津波によって、海側にあった冷却用海水ポンプが冠水・破壊。全交流電源の喪失と相まって、炉内の残留熱を海水へ逃す機能＇送注水ポンプ、ポンプの冷却等（が喪失した＇＝＞炉が冷やせない（ ※１９敷地高０２ｍの４・５号機は、非常用電源＇ＤＧ（が０台生き残り、安定冷却に展開した。しかし、敷地高０／・＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（＇浸水高さ ０1.5～０４.5ｍ（

重津
要波
機に
能よ
のる
全全
面電
喪源
失と

その意味合い
地震によって、全外部電源が喪失した。

＇Ｍ9.0 観測史上３番目（● 14：46 原子炉の自動停止 ＝＞14９52 ＩＣ自動起動、手動間欠運転● 全外部電源の喪失＝＞14９47 非常用ディーゼル発電機＇ＤＧ（の自動起動
15:35

●

建屋爆発＇５階部分（

19９04 海水注入の開始
20:45 ほう酸を海水に混ぜ炉へ注入開始※／９ 水位計データの信頼性自体を疑問視する見方もあり※０９ 炉心損傷により炉内ガス温度が上昇し、ＳＲＶフランジ部ガス
ケット等からの水素等の漏れが生じたと
類推される

・
・

ｍの０～３号機は非常用電源が全て喪失した。

●

全電源喪失により、原子炉の「冷却」機能、「ベント」機能が喪失した・・

原子炉や使用済み燃料プールへの注水機能が喪失した＇＝＞炉が冷やせない（
空気作動弁用の電磁弁や電動弁の駆動が困難になった＇＝＞圧力容器、格納容器の圧力・熱を制御できない（●

災害対策マニュアルは、同時機能喪失を想定していなかった・マニュアル＇ＡＭ（では、全交流が喪失するSBO(全交流電源喪失（は想定していたが、全交流・直流電源の同時喪失、電源・冷却機能の同時喪失を想定していなかった
電源・冷却・ベント機能の同時喪失時の対策・準備・訓練が不十分だった
現場の資機材が不足、作業員毎に線量計やマスク・防護具等が確保できなかった・・●以上の同時発生・複合により、燃料損傷開始後も、重要な事実確認や対策開始が遅
延した

・
・
・
・
・

原子炉の水位確認 ＇地震発生から、約５・４時間後（
予備電源の確保 ＇同、約8時間後（
原子炉への注水開始 ＇同、約０４時間後（高圧化した格納容器の熱・圧力逃がしの作業＇ベント（ ＇同、約１３時間後（
建屋の水素滞留に対する事実把握、対策行動が不足 ＇水素爆発へ（●

その結果、格納容器から漏れた水素が建屋５階に滞留、水素爆発を起こした・・・

露出した燃料被覆官の金属＇ジルコニウム（と水が反応し、水素が大量発生した
64
格納容器の冷却、減圧の遅延等が作用し、水素が格納容器から建屋内に漏洩復旧作業中、水素の検知や事実把握が十分なされない間に、水素が４階に大量蓄積、爆発
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福島第一１号機…クロノロジー

２号機クロノロジー
発生した事象3/11 14:46

停原
止子
炉
の

地震の発生(震度6強（＇Ｍ9.0 観測史上３番目（● 14９47 原子炉の自動停止● 全外部電源の喪失 → 非常用DG自動起動
14:50 RCIC手動起動 → 14:51自動停止＇原子炉水位高(L-8)（● 15９01 原子炉未臨界確認

海津
水波
系に
冷よ
却る
機全
能電
喪源
失と

15:35

津波の襲来
＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（＇浸水高さ ０1.5～０5.5ｍ（

15:39 RCIC手動起動● 15９41 全交流電源喪失＇非常用DG、電源盤水没（⇒务悪環境・暗闇
電気品室水没により直流電源喪失＇P/C一部は被水免れる（→RCIC運転継続
海水系水没により最終ヒートシンク喪失→冷温停止機能喪失
17９12 所長、消防車による注水の検討指示
22９00 原子炉水位が判明＇燃料頂部(TAF)＊3400㎜（

高 低 高 3/12
圧圧圧
化冷冷
防却却
止 系 系 3/13
の 注の
ベ 水確
ンの保
ト準
3/14
準
備
備
等

2:55 RCIC運転中であることを確認＇RCICによる原子炉注水が確認できたことから１号機のベントを優先（
17９30 所長、格納容器(PCV)ベント操作準備開始を指示

燃ベ 減
料ン 圧
損ト
準 ・低
傷備圧
・水 ・ 注
ベ
素ン 水
発ト 実
生失施
敗

17：17～ 燃料損傷の開始＇推定（

3/15

爆発
放尃能漏れ

11:00 S/Cベント弁(大弁)開、ベントライン構成完了＇D/W圧がラプチャーディスク作動圧より低くベントされない状態（
11:01 ２号機原子炉建屋の爆発により、S/Cベント弁(大弁)の電磁弁励磁用回路が外れ弁閉となり、開不能となる。また、消防車及び仮設ホースの破損により原子炉注水ラインも使用不能。
13:25 原子炉水位の低下傾向を確認 → RCIC機能喪失判断
17:17 原子炉水位がTAFに到達

18:00頃 原子炉減圧開始(原子炉圧力5.4MPa⇒19:03 0.63MPa（
18:22 原子炉水位がTAF-3700mm到達、燃料露出と判断 → 官庁連絡
19:54 消火系ラインより消防車による原子炉内海水注入開始
21:00頃 S/Cベント弁(小弁)微開、ベントライン再構成完了
22:50 D/W圧力 最高使用圧力427kPa超える(上昇傾向継続（ 。一方、S/C圧が300～400ｋPa gage で安定し圧力が均一化されない状況が発生。
23９35頃 S/C側のラプチャーディスクが圧力が低く作動しないことから、D/W ベント
弁(小弁)開によるベント実施を決定。
0９02 D/Wベント弁(小弁（開、ベントライン構成完了(数分後同弁閉確認（＇D/W圧力６４／ｋPa abs から低下せず。Ｄ．Ｗ圧力は高め安定で水位（
6:00～
6:10

S/C圧が０ｋPa(abs)を指示●

その意味合い
地震によって、全外部電源が喪失した。

・

地震後の原子炉の挙動＇スクラム（は設計通りであり、大きな問題はなかった。

●

津波による大規模浸水と破壊により、全電源＇直流・交流（が喪失した・

津波により、隣接号機間の電源融通ができなかった。また、建屋内、道路等にガレキが散乱し、水没を免れた一部の電源盤(P/C)へのアクセスが難航し電源復旧が大幅に遅れた。

●

全電源喪失により、原子炉の「冷却」機能、「ベント」機能が喪失した

・

津波の影響を受けていなかったCRD、SLCによる原子炉への代替注水を実施すべく使用可能
なP/Cに電源車を接続したが、０号機の原子炉建屋爆発により電源車及び電源ケーブルが破損し使用不能となった。
RCICについては運転を継続していたが、今後の停止に備えて消防車による海水注入ラインを準備作業中。しかし、２号機原子炉建屋の爆発により消防車及び注水ホースが破損し、使用不能となった。その後、RCICが機能喪失し、水位が低下始まる。
海水注入ラインの再構成が余震の発生により遅れ、完了したのはRCIC機能喪失２時間後であった。原子炉圧力内の減圧1時間ほどであったが、消防車が燃料切れで停止したこともあり、注入開始は５時間後となった。
空気圧縮機が使えないため、SRVの開操作についても自動車用バッテリーを使用し中央制御室から実施、電圧不足のため１時間近くかかった。
D/W圧は上昇、一方でS/C圧は破壊弁を作動させることができない圧力のままであり、ベントすることができなかった。

・

・

・
・

●

災害対策マニュアルは、同時機能喪失を想定していなかった・マニュアル＇ＡＭ（では、全交流が喪失するSBO＇全交流電源喪失（は想定していたが、全交流・直流電源の同時喪失、電源・冷却機能の同時喪失を想定していなかった
電源・冷却・ベント機能の同時喪失時の対策・準備・訓練が不十分だった
現場の資機材が不足、作業員毎に線量計やマスク・防護具等が確保できなかった・・●以上の同時発生・複合により、燃料損傷開始後も、重要な事実確認や対策開始が遅
延した

・
・
・

原子炉の水位確認 ＇地震発生から、約６時間後（高圧化したD/W、S/Cの圧力ベントの不作動・失敗＇格納容器破損の場合（
建屋の水素滞留に対する事実把握、対策行動が不足 ＇水素爆発の場合（●

その結果、格納容器バウンダリでの損傷を招いた・格納容器が高温･高圧となったことにより、格納容器S．C付近の圧力バウンダリ部分で損傷発
65
生(推定（
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福島第一２号機…クロノロジー

３号機クロノロジー
発生した事象停原止子
炉の3/11 14:46

海津
水波
系に
冷よ
却る
機交
能流
の電
喪源
失と

地震の発生(震度6強（●

その意味合い
地震によって、全外部電源が喪失した。

・
地震後の原子炉の挙動＇スクラム（は設計通りであり、大きな問題はなかった＇Ｍ9.0 観測史上３番目（● 14：47 原子炉の自動停止 ＝＞15９05 RCＩＣ手動起動＝＞15:25 RCICトリップ＇水位高（● 全外部電源の喪失＝＞14９48頃 非常用ディーゼル発電機＇ＤＧ（の自動起動 ● 津波による大規模浸水と破壊により、全交流電源が喪失したが、直流電源は確保
・
津波は、建物、タンク、海側施設等を浸水・破壊した。建屋内、道路等にガレキが散乱し、物資
津波の襲来
15:35
運搬や車両通行等の復旧作業を大幅に悪化させた＇＝＞作業環境が悪化（＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（
・
津波で非常用電源＇ＤＧ※２（や電源盤等が冠水し、全交流電源が喪失した＇＝＞電気が使え＇浸水高さ ０1.5～０４.5ｍ（
ない（
全交流電源機能の喪失＋暗闇・务悪環境・
津波によって、海側にあった冷却用海水ポンプが冠水・破壊。全交流電源の喪失と相まって、● 非常用ＤＧ発電機、電源盤の水没＝＞15:38全交流電源の喪失
炉内の残留熱を海水へ逃す機能＇送注水ポンプ、ポンプの冷却等（が喪失した＇＝＞炉が冷や＝＞ 電動機使用不能へせない（● 冷却用の海水系ポンプの破壊 ＝＞ 冷温停止機能の喪失＇最・
津波で建屋内の配電盤等が浸水したものの、直流０１４V電源は浸水を免れたため、RCIC、
終ヒートシンク喪失（
HPCI用の電源及び中央制御室の建物照明、炉の水位や圧力を測る計器電源への供給継続● 直流母線の被水は免れる＇バックアップ用の蓄電池により直流電※１９敷地高０２ｍの４・５号機は、非常用電源＇ＤＧ（が０台生き残り、安定冷却に展開した。しかし、敷地高０／ｍの０～３号機は非源からの供給継続＝＇RCＩＣ、ＨＰＣＩ、記録計等への供給継続（
常用電源が全て喪失した。

16:03 原子炉隔離時冷却系＇RCIC（手動起動による冷却･

格 注 直 3/12
納水流
容に 電器 よ 源 3/13
圧るの
力冷確
の 却保
ベ 継 ・喪
ン続
失
ト
準失
備敗
等

11:36 RCICトリップ＇消防車は０号機に使用中（
12:35 高圧注水系＇HPCI（自動起動＇水位低（17:30 所長、格納容器ベントの準備を指示
02:42 HPCI停止＇バッテリ枯渇（
03９51 水位計指示で燃料域-1600mm＇TAF，０５／／ｍｍ（が判明
04:15 水位が燃料頂部に達したと判断
05:10 RCICによる注水失敗と判断
05:15 所長、ベントラインの準備完成を指示
08:41 RDを除くベントライン構成完了
08：00～09：00 燃料損傷の開始＇推定（

09:08頃 逃がし安全弁による減圧実施＇社員乗用車バッテリで（09:25 消防車による淡水注入開始＇ほう酸入り（
09:36 ベント操作によりD/W圧の低下を確認
10:30 所長、海水注入の準備を指示
水格低11:17 S/CベントAO弁が閉＇空気ボンベ圧低下（
素納圧
12:20 淡水注入完了＇近場の防火水槽の淡水枯渇（
滞容系
12:30 SCベントAO弁を開＇空気ボンベ交換（
留器の13:12 消防車による海水注入開始＇頻発する余震で準備難航（
ベ 注
ン 水 3/14 01:10 海水不足による補給の為、消防車注水を停止
ト実
03:20 消防車による海水注入再開
実施
05:20 Ｓ/ＣベントＡＯ弁の開操作、06:10 同弁の開確認
施
09:20 物揚場から逆洗弁ピットへの海水補給を開始＇高線量、アクセス難で難航（
10:53 自衛隊給水車＇４ｔ６台（到着、逆洗弁ピットに配置し、淡水補給開始●

全電源喪失により、「冷却」機能が喪失

・・・

原子炉や使用済み燃料プールへの注水機能が喪失した＇＝＞炉が冷やせない（
RCICやHPCI機能喪失と同時に原子炉圧力が上昇。このため逃がし安全弁による減圧を実施。
＇注水冷却を実施しても崩壊熱の除去が出来なかった（
バッテリー枯渇によりHPCI、RCIC不作動。このため水位回復不能。

●

災害対策マニュアルは、同時機能喪失を想定していなかった・マニュアル＇ＡＭ（では、全交流が喪失するSBO(全交流電源喪失（は想定していたが、全交流・直流電源の同時喪失、電源・冷却機能の同時喪失を想定していなかった
電源・冷却・ベント機能の同時喪失時の対策・準備・訓練が不十分だった
複数プラントの同時喪失想定外であったため、現場の資機材が不足、作業員毎に線量計やマ
スク・防護具等が確保できなかった・・●以上の同時発生・複合により、燃料損傷開始後も、重要な事実確認や対策開始が遅
延した

・
・
・

余震の頻発による復旧作業の遅延
消防車台数不足による原子炉への注水遅延高圧化した格納容器の熱・圧力逃がしの作業＇ベント（は遅延なし＇？（ ＇ベント準備指示から、約３時間後（建屋の水素滞留に対する事実把握、対策行動が不足 ＇水素爆発へ（・

66

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発生した事象
水素爆発
放尃能漏れ

11:01

建屋爆発＇４・５階部分（ 消防車やホースが損傷し、海水注入停止

16:30頃 物揚場から炉へ注水するライン構築、海水注入再開
3/15 07:55 建屋上部に蒸気の浮遊を確認

その意味合い●その結果、格納容器から漏れた水素が建屋５階に滞留、水素爆発を起こした・・・

露出した燃料被覆官の金属＇ジルコニウム（と水が反応し、水素が大量発生した
冷却、減圧、換気の不能・遅延等が作用し、水素が格納容器から建屋内に漏洩復旧作業中、水素の検知や事実把握が十分なされない間に、水素が４階に大量蓄積、爆発

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福島第一３号機…クロノロジー

4号機クロノロジー
発生した事象

停原
止子
炉
の
海津
水波
系に
冷よ
却る
機全
能電
の源
喪と
失

3 の使
号状用
機態済
か 監み
ら視燃
のと料
水水プ
素位ー
滞確ル
留保水
準位
備

3/11 14:46

地震の発生(震度6強（

意味合い●

地震によって、全外部電源が喪失した。

・

地震後の外部電源喪失により運転可能であったDG1台が起動し、問題なかったが予備電源はない状態。スロッシングによる水位低下は予測された事象である。

＇Ｍ9.0 観測史上３番目（● 平成22年11月30日～定期検査中＇原子炉停止中（＝使用済み燃料プール 燃料０４２４体貯蔵＇８６％（● 全外部電源の喪失＝＞14９47頃 非常用ディーゼル発電機０台＇ＤＧ（の自動起動● スロッシングにより使用済み燃料プール水が漏れ水位低下＇約0.5ｍ低下と推定（
15:35

津波の襲来
＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（＇浸水高さ ０1.5～０４.5ｍ（●

津波による大規模浸水と破壊により、全交流電源が喪失した・

津波は、建物、タンク、海側施設等を浸水・破壊した。建屋内、道路等にガレキが散乱し、物資運搬や車両通行等の復旧作業を大幅に悪化させた＇＝＞作業環境が悪化（
津波で非常用電源＇ＤＧ※２（や電源盤等が冠水し、全交流電源が喪失した＇＝＞電気が使えない（
津波によって、海側にあった冷却用海水ポンプが冠水・損傷。全交流電源の喪失と相まって、使用済燃料プールの冷却機能の喪失＇＝＞蒸発によるプール水位低下（
プール水位低下が継続すると使用済燃料が損傷する可能性はあったが、事前評価の結果、使用済み燃料の頂部到達は3月20日と予測＇運転中であった他号機の対応を優先して実施することが可能であった（
プール温度実測の結果、沸騰まで至っていないことを確認＇84℃（

全交流電源機能の喪失＋暗闇・务悪環境・● 非常用ＤＧ発電機、電源盤の水没＝＞全交流電源の喪失 ＝＞電動機使用不能へ● 電気品室等の水没＝＞直流電源の喪失＝＞ 電源盤、計測・制御設備が使用不能へ ＝＞ 冷却機能の喪失＇RHR等（● 使用済燃料プール＇FPC)冷却用の海水系ポンプの損傷＝＞ 冷却機能の喪失＇最終ヒートシンク喪失（
使用済燃料の崩壊熱によりプール温度は徐々に上昇し、プール水蒸発による使用済み燃料プール水位の低下へ● 使用済燃料プール水位の低下の評価では２月20日頃燃料頂部到達予測● 事象発生前はプールゲート閉の状態であり、DSピット・Well側とは同水位であった。このため、使用済み燃料プール水位の低下継続によりプールゲートがあるタイミングで開き、Well側より水が流れ込むことも期待できる状態
3/14 04９08 使用済燃料プール温度 ８４℃を確認

・・・●災害対策マニュアルは、同時機能喪失を想定していなかった・マニュアル＇ＡＭ（では、全交流が喪失するSBO(全交流電源喪失（は想定していたが、全交流・直流電源の同時喪失、電源・冷却機能の同時喪失を想定していなかった
・
電源・冷却・ベント機能の同時喪失時の対策・準備・訓練が不十分だった●

原子炉建屋の爆発･損傷

・・・

予想外の爆発であり、その原因は不明であり、東電は3号機からの滞留水素の4号機側への廻り込みにより水素爆発したものと推定
爆発によりプルーゲートが開き、Well側から使用済燃料プールへの流れ込みにより水位回復＇推定（その後も火災が発生・自然鎮火。原因が不明であり、水素燃焼の影響も考えられる
建屋の水素滞留に対する事実把握、対策行動が不足 ＇水素爆発へ（●

使用済燃料プールへの注水

・

使用済燃料プール水位は想定水位より余裕があった。実際の使用済燃料プールへの放水は3月20日より開始された

・

11：01 3号機爆発

水素爆発
放尃能漏れ 3/15 06：12
注火
水災
開発
始生
・鎮
火

大きな音が発生原子炉建屋損傷＇４・５階部分（● 爆発によりプールゲートが開き、Well水位まで回復＇推定（
3/16 09：38 原子炉建屋3階より火災発生 11：00頃 現場確認にて自然鎮火
ヘリコプターによりプール水位を確認＇燃料頂部より４～５ｍ上部（
3/20 08：21 使用済燃料プールへの放水開始＇以降断続的に放水（68

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福島第一４号機…クロノロジー

福島第一／５号機クロノロジー＇地震発生前：定期検査停止中(圧力約7MPa,水温約90℃)、炉内燃料装荷状態（発生した事象
原
子
炉
の
停
止
海津
水波
系に
冷よ
却る
機交
能流
の電
喪源
失と

3/11 14:46＇Ｍ9.0 観測史上３番目（●全外部電源の喪失＝＞14９47 非常用ディーゼル発電機＇DG（の自動起動
15:35

津波の襲来
＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（＇浸水高さ ０1.5～０5.5ｍ（● 非常用ＤＧ発電機停止＝＞15:40全交流電源の喪失 ＝＞電動機使用不能へ● 冷却用の海水系ポンプの破壊 ＝＞ 冷温停止機能の喪失＇最終ヒートシンク喪失（● 直流母線の被水は免れる＇バックアップ用の蓄電池により直流電源からの供給継続3/12

水原 る 6開子 交号
始 炉 流 機 3/13
・使 電 か
用 源ら
済 復の電
燃 旧 源 3/14
料 融
プ
通
ー に
ル
注 よ 3/18
3/19

原非
子常
炉用
冷ポ
温ン
停プ
止復
の旧
移に
行よ
り

地震の発生(震度６強)

3/20

1:40 SRV自動開＇炉圧8MPa維持（
6:06 圧力容器頂部の弁開操作による原子炉減圧実施
７:13 ５号機非常用DGからの本設ケーブルによる受電開始＇直流電源維持（
14:42 ５号機側空調系の手動起動により5/6号中央制御室内空気浄化開始
18:29 6号機DGから５号機MUWC系へ仮設ケーブルによる電源供給開始
20:54 MUWCポンプ手動起動
21:01 非常用ガス処理系(SGTS)手動起動
5:00 SRV開による原子炉減圧実施＇以降断続的に実施（
5:30 MUWCによる原子炉注水開始＇以降断続的に実施（
9:27 SFPへの水補給開始＇以降断続的に実施（

その意味合い

●地震により外部電源喪失

・・

地震直前は原子炉燃料装荷状態，原子炉圧力容器の漏えい試験のため原子炉圧力約7MPa
原子炉水温度約90℃，使用済燃料プール約25℃
非常用DGの起動は設計通りであった。

●

津波による浸水により、全交流電源喪失。6号DGからの電源融通により交流電源復旧

・

津波の襲来により、非常用DG１台が停止。12日早朝には稼動していた５号機の非常用DGより
隣接プラント間電源融通のための本設ケーブルを通じて直流電源の一部が融通された。
直流電源の確保により、中央制御室監視計器が動作していたため復旧操作上必要な計装指示値の確認は可能。また、6号機の非常用換気空調系の起動により5･6号機中央制御室内の環境が改善された＇全面マスクの装着不要（
津波の襲来により海水系冷却ポンプが全て水没した。また、高圧電源盤が水没したため５号機からの仮設ケーブル敷設により、４号機復旧操作に必要な機器への交流電源供給を実施。
SGTSを起動することにより、原子炉建屋の負圧維持管理を継続した。

・

・
・

●

原子炉の減圧成功。仮設電源による原子炉注水、使用済燃料プールへの注水開始

・

原子炉の圧力については、地震発生後、崩壊熱により緩やかに上昇し8MPaで維持されたことによりSRVが自動開で開動作となった。炉圧を下げるため原子炉圧力頂部の弁の開操作を実施することにより、大気圧程度まで圧力降下。また、AM策として使用するラインより、原子炉及びSFPへの注水を開始した。

●

仮設電源の復旧により原子炉冷温停止へ

・

地震発生以降、原子炉及びSFPの水位は維持されており水素ガスが発生する状況ではなかっ
たが、念のためボーリングマシンを使用し原子炉建屋屋上に２ヶ所孔開けを実施＇3.5cmφ～7cmφ（
RHR系については、海水ポンプが使用不能のため仮設の電源と海水ポンプを使用、その後５号機からの仮設ケーブル敷設によりRHRポンプを起動。RHR系の運転モード切替により、使用済
み燃料プールと原子炉の冷却を交互に実施。
使用済み燃料プールの水温低下後、RHR系の操作により原子炉が冷温停止状態へ移行。

13:30 原子炉建屋屋上の孔開け＇２ヶ所（作業終了
1:55 電源車からの仮設電源によりRHR仮設海水ポンプ起動
4:22 ５号機非常用DG１台目起動
5:00頃 RHRポンプ手動起動＇非常時熱負荷モードにて使用済燃料プール冷却開始（

・・

10:49 RHRポンプ手動停止
12:25 RHRポンプ手動起動＇停止時冷却モードにて原子炉冷却開始（
14：30 原子炉が冷温停止状態に移行

69
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福島第一５号機…クロノロジー

福島第一／６号機クロノロジー＇地震発生前：定期検査停止中、炉内燃料装荷状態（発生した事象原子
炉の停
止

3/11 14:46＇Ｍ9.0 観測史上３番目（●全外部電源の喪失＝＞14９47 非常用ディーゼル発電機＇DG（の自動起動
15:35● 15９36 非常用ディーゼル発電機2台停止＝＞非常用DG1台運
転継続により所内電源確保● 冷却用の海水系ポンプの損傷 ＝＞ 冷温停止機能の喪失＇最終ヒートシンク喪失（● 直流母線の被水は免れる＇バックアップ用の蓄電池により直流電源からの供給継続
3/12

原非
子常
炉用
冷ポ
温ン
停プ
止復
の旧
移に
行よ
り

●

地震により外部電源喪失

・・

地震直前は原子炉に燃料が装荷され、冷温停止状態であった。
非常用DGの起動は設計通りであった。

●

津波による浸水も、非常用DGによる非常用電源の確保。しかし、海水系冷却機能は喪失

・

津波の襲来により非常用DG１台が停止したが、空冷式の０台が運転継続可能であったこと、非常用電源盤が使用可能であったことから、非常用電源は確保。
非常用電源の確保により、中央制御室監視計器が動作していたため原子炉及び使用済燃料
プールのパラメータ確認は可能。また、非常用換気空調系の起動により中央制御室内の環境が改善された＇全面マスクの装着不要（
津波の襲来により冷却系海水ポンプが全て水没した。
SGTSの運転は地震後から運転継続されており、原子炉建屋の負圧維持管理は継続していた。

津波の襲来＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（＇浸水高さ ０1.5～０5.5ｍ（

冷津
却波
機に
能よ
のる
喪海
失水
系

の済原
水み 子
位燃 炉
確料 及
保プ び
ー使
ル用

地震の発生(震度６強)

その意味合い6:03 非常用DGより所内電源供給ラインの構成開始
７:13 ５号機非常用DGからの本設ケーブルによる４号機への電源融通
14:42 ５号機側空調系の手動起動により5/6号中央制御室内空気浄化開始

3/13 13:01 復水補給水系ポンプ手動起動 → 原子炉注水開始

・

・
・

●

原子炉及び使用済燃料プールへの注水による水位確保

・

非常用電源により復水補給水系ポンプ電源が確保されていたことから原子炉及び使用済燃料
プールへの注水を実施。その後、燃料プール浄化系ポンプの循環運転及びプール水の攪拌を実施し温度上昇抑制を実施

3/14 14:13 使用済燃料プールへの水補給開始 ＇以降断続的に実施（
3/16 13:10 燃料プール浄化系手動起動＇除熱機能なし、循環運転のみ（
3/18 17:00 原子炉建屋屋上の孔開け＇２ヶ所（作業終了
19:07 非常用DG冷却系海水ポンプ起動
3/19

4:22 非常用DG１台目起動
21:26 RHR仮設海水ポンプ起動＇電源車からの仮設電源による（
22:14 RHR手動起動(非常時熱負荷モードにてSFP冷却開始（

3/20 16:26 RHR手動停止(非常時熱負荷モード（
18:48 RHR手動起動＇停止時冷却モードにて原子炉冷却開始（●

仮設電源の復旧により原子炉冷温停止へ

・

地震発生以降、原子炉及びSFPの水位は維持されており水素ガスが発生する状況ではなかっ
たが、念のためボーリングマシンを使用し原子炉建屋屋上に２ヶ所孔開けを実施＇3.5cmφ～7cmφ（
RHR系については、海水ポンプが使用不能のため仮設の電源と海水ポンプにて代替復旧した
ことにより、RHRポンプを起動。RHR系の運転モード切替により、使用済み燃料プールと原子炉の冷却を交互に実施。
使用済み燃料プールの水温低下後、RHR系の操作により原子炉が冷温停止状態へ移行。

・・

19：27 原子炉が冷温停止状態に移行

70
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福島第一０号機…クロノロジー…事故の進展

発生事象から抽出された事故展開は次の通り － 水が燃料棒金属に反応して水素が大量発生、５階に滞留し爆発、放尃能漏洩に至る
発生した事象停原止子
炉の3/11 14:46

重津
要波
機に
能よ
のる
全全
面電
喪源
失と

地震の発生(震度6強（

地震の発生＇Ｍ9.0 観測史上３番目（＇Ｍ9.0 観測史上３番目（● 14：46 原子炉の自動停止 ＝＞14９52 ＩＣ自動起動、手動間欠運転● 全外部電源の喪失＝＞14９47 非常用ディーゼル発電機＇ＤＧ（の自動起動
15:35

事故の進展＇概念図（

外的事象
取られた対策発生・進展した問題

全外部電源の喪失＇交流（原子炉自動停止

津波の襲来＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（＇浸水高さ ０1.5～０5.5ｍ（

全電源、「冷やす」機能、「圧力を制御する」機能の同時喪失＋暗闇・务悪環境● 非常用ＤＧ発電機、電源盤の水没＝＞全交流電源の喪失 ＝＞電動機使用不能へ● 電気品室等の水没＝＞直流電源の喪失＝＞ 電源盤、計測・制御設備が使用不能へ ＝＞ 冷却機能の喪失＇ＩＣ、ＨＰＣＩ等（ 、圧力制御機能の喪失＇遠隔からのＳＲＶ操作等（● 冷却用の海水系ポンプの破壊 ＝＞ 冷温停止機能の喪失＇最終ヒートシンク喪失（

非常用発電機＇ＤＧ（の自動起動

非常用復水器による原子炉の冷却

津波の襲来

津波直後９ 非常用復水器＇ＩＣ（による原子炉の冷却

高冷非＝＞ やがて原子炉水位の低下へ
圧却常化用用
17９12 所長、消防車による注水の検討指示
防の 電
18：46頃 燃料損傷の開始＇推定（
止注源の 水の
21：19 原子炉水位が判明＇燃料頂部＊200㎜（
ベ 準確
ン 備保
23：00 タービン建屋内での放尃線量の上昇を確認
ト
この頃、最初の電源車が到着
3/12
準
00９06
所長、ベント準備を指示
備＇格納容器＇Ｄ．Ｗ（圧力が600kPa超の可能性（
等

水ベ 注
素ン 水
滞ト
実実
留施施

01９30 ベントの実施を申入れ、国の了承
02：30 圧力容器の低圧／格納容器の高圧を確認
05：46 消防車により淡水注入開始
07：20 圧力容器の破損＇解析（
09９04 作業員がベントの為、現場へ出発
10９17 格納容器ベント開始
14：30 格納容器ベント成功＇Ｄ／Ｗ圧力低下（

全電源(交流･直流（の喪失

冷却･注水機能の喪失
ベント機能の喪失

原子炉格納容器の圧力上昇

格納容器内の気体を外部に放出させる操作＇手動ベント（

原子炉水位の低下
燃料の露出開始
燃料の重大な損傷と水素・核分裂生成物の大量発生

水素の格納容器からの漏洩、建屋上層階への滞留

消防車等による注水と冷却原子炉建屋の水素爆発

核分裂生成物の放出

14９53 淡水注入完了＇累計80,000ℓ（
14９54 所長、海水注入を指示

水素爆発
放尃能漏れ

15:36

建屋爆発＇５階部分（

19９04 海水注入の開始
20:45 ほう酸を海水に混ぜ炉へ注入開始

71

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福島第一０号機…問題点の抽出

発生事象から問題点抽出－ 全電源・冷却機能・ベント機能の同時喪失が、作業を極めて難航・長期化させ、炉を「冷やす」「閉込める」機能を著しく低下させた
問題点

事故の進展＇概念図（
停原
止子
炉
の

地震の発生
＇Ｍ9.0 観測史上３番目（

全外部電源の喪失＇交流（原子炉自動停止

重津
要波
機に
能よ
のる
全全
面電
喪源
失と

ＡＭにおいて交流・直流の同時電源喪失を想定していなかった＇＝直流は長期喪失しない（● 炉水を維持･冷却する機能を有するＩＣは直流電源である為、直流喪失と共に格納容器の隔離弁が閉鎖し、その後の操作が不能になった＇内側隔離弁にアクセスできずベント遅延へ（● 全電源喪失により、遠隔からの減圧・換気等のための弁操作やベント操作が困難になった● ＳＢＯと同時に直流電源が喪失した場合の運転手項が不明確だった＇ＳＢＯ手項書は、直流電源が正常である事を想定（

非常用発電機＇ＤＧ（の自動起動

非常用復水器による原子炉の冷却

津波の襲来
高冷非
圧却常
化用用
防の 電
止注源
の 水の
ベ 準確
ン 備保
ト
準
備
等

水ベ 注
素ン 水
滞ト
実実
留施施

水素爆発
放尃能漏れ

地震と津波によって、全交流電源が長期的に喪失した● 電気融通機能を持つ隣接１号機も電源喪失した為、電源が融通できなかった● 電源盤の水没によって電源車からの給電もできず電源喪失が長期化した● 务悪環境により、電源車到着後も、電源接続口への移動が困難、かつ接続が困難だった

炉の冷却の為の代替注水源の確保が不十分かつ遅延した● 電源喪失により、注水前に行う炉減圧操作の遅延＇バッテリー枯渇、駆動用空気圧の低下（● 直流喪失時の減圧操作の容易性、線量対策の不備＇ＳＲＶ以外での減圧法が必要？（● 消火系ディーゼル駆動消化ポンプに不具合があった● 津波による道路液状化、ガレキ等で、外部注水ラインへの移動、設置・接続が困難を極めた● 外部注水ポンプの注入能力の低さ● 外部注水源の確保・補給が長期化した

全電源＇交流･直流（の喪失

注水機能の喪失
ベント機能の損失

原子炉格納容器の圧力上昇

原子炉水位の低下
燃料の露出開始

格納容器内の気体を外部に放出させる操作＇手動ベント（

燃料の重大な損傷と水素・核分裂生成物の大量発生

水素の格納容器からの漏洩、建屋上層階への滞留

消防車等による注水と冷却原子炉建屋の水素爆発

核分裂生成物の放出

格納容器＇ＰＣＶ（ベント機能が喪失し、手動開放が長期化し遅延した● 電源喪失時のベント操作の容易性の確保、線量対策が不十分● W/Wベント時の水フィルター効果により核分裂生成物の外部放出の低減効果はあるが、ベント操作の遅延や格納容器過温破損による直接放出に対する線量対策が不十分
建屋爆発＇水素爆発（への警戒、動向把握、対策行動が不十分だった● 長期的な全交流電源喪失時の建屋換気方法が考慮されていない● 水素発生を検知する仕組みが確立されていない● 発生し建屋内に滞留した水素を、外部に逃がす仕組みが確立されていない

海側の津波耐性が弱く、津波による最終ヒートシンク喪失後、有効策が打てなかった72● 理論上の「高圧冷却＝＞SRVによる圧力容器減圧＝＞低圧冷却による代替注水＝＞格納
容器減圧」の除熱手段はあるが、全電源・ベント機能喪失時の管理・運用手項が不明確
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福島第一１号機…クロノロジー

発生事象から抽出された事故展開は次の通り － 隣接号機の爆発により必要機器等の破損、作業着手の遅れ等のマイナス要因が重複してＰＣＶ爆発に至る発生した事象3/11 14:46

停原
止子
炉
の

海津
水波
系に
冷よ
却る
機全
能電
喪源
失と

事故の進展＇概念図（

地震の発生＇震度6強（

地震の発生＇Ｍ9.0 観測史上３番目（● 14９47 原子炉の自動停止● 全外部電源の喪失 → 非常用DG自動起動
14:50 RCIC手動起動 → 14:51自動停止＇原子炉水位高(L-8)（● 15９01 原子炉未臨界確認
15:35＇Ｍ9.0 観測史上３番目（

津波の襲来＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（＇浸水高さ ０1.5～０5.5ｍ（

取られた対策発生・進展した問題

15:39 RCIC手動起動● 15９41 全交流電源喪失＇非常用DG、電源盤水没（⇒务悪環境・暗闇
電気品室水没により直流電源喪失＇P/C一部は被水免れる（→RCIC運転継続
海水系水没により最終ヒートシンク喪失→冷温停止機能喪失
17９12 所長、消防車による注水の検討指示
22９00 原子炉水位が判明＇燃料頂部(TAF)＊3400㎜（

原子炉隔離時冷却系＇RCIC)
による原子炉の冷却

津波の襲来

圧圧圧
化 冷 冷 3/13 11:00 S/Cベント弁(大弁)開、ベントライン構成完了
防却却＇D/W圧がラプチャーディスク作動圧より低くベントされない状態（
止系系の 注の
ベ 水 確 3/14 11:01 ２号機原子炉建屋の爆発により、S/Cベント弁(大弁)の電磁弁励磁用回路がンの保外れ弁閉となり、開不能となる。また、消防車及び仮設ホースの破損によト準り原子炉注水ラインも使用不能。
準
備
13:25
原子炉水位の低下傾向を確認 → RCIC機能喪失判断
備
17:17 原子炉水位がTAFに到達
等
17：17～ 燃料損傷の開始＇推定（

爆発
放尃能漏れ

18:00頃 原子炉減圧開始(原子炉圧力5.4MPa⇒19:03 0.63MPa（
18:22 原子炉水位がTAF-3700mm到達、燃料露出と判断 → 官庁連絡
19:54 消火系ラインより消防車による原子炉内海水注入開始
21:00頃 S/Cベント弁(小弁)微開、ベントライン再構成完了
22:50 D/W圧力 最高使用圧力427kPa超える(上昇傾向継続（ 。一方、S/C圧が300～400ｋPa gage で安定し圧力が均一化されない状況が発生。
23９35頃 S/C側のラプチャーディスクが圧力が低く作動しないことから、D/W ベント
弁(小弁)開によるベント実施を決定。
0９02 D/Wベント弁(小弁（開、ベントライン構成完了(数分後同弁閉確認（＇D/W圧力６４／ｋPa abs から低下せず。Ｄ．Ｗ圧力は高め安定で水位（
6:00～
6:10

S/C圧が／ｋPa(abs)を指示

外的事象

非常用発電機＇ＤＧ（の自動起動

3/12 2:55 RCIC運転中であることを確認＇RCICによる原子炉注水が確認できたことから１号機のベントを優先（
高低高17９30 所長、格納容器(PCV)ベント操作準備開始を指示

燃ベ 減
料ン 圧
損ト
準 ・低
傷備圧
・水 ・ 注
ベ
素ン 水
発ト 実
生失施
敗

全外部電源の喪失＇交流（原子炉自動停止

全電源＇交流・直流（の喪失

注水機能の喪失

原子炉水位の低下
燃料の露出開始

原子炉格納容器の圧力上昇

原子炉減圧操作

格納容器内の気体を外部に放出させる操作＇手動ベント（

燃料の重大な損傷と水素・核分裂生成物の大量発生

ベント失敗による
D/W圧力の上昇

消防車等による注水と冷却

73

S/C圧が／MPa(abs)を指示
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福島第一１号機…問題点の抽出

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

１F２号機の問題点の整理
問題点

事故の進展＇概念図（
停原
止子
炉
の

地震と津波によって、全交流電源が長期的に喪失した

地震の発生

●
●

＇Ｍ9.0 観測史上３番目（

全外部電源の喪失＇交流（原子炉自動停止

海津
水波
系に
冷よ
却る
機全
能電
喪源
失と

●

電気融通機能を持つ隣接号機も電源喪失した為、電源が融通できなかった。
電源盤の一部は水没を免れたが、ガレキ等の障害物により建屋へのアクセスが困難であり復旧に時間がかかり、電源喪失が長期化した。
水没を免れた電源盤への電源供給のための電源車が、０号機の爆発により破損した。

ＡＭにおいて交流・直流の同時電源喪失を想定していなかった＇＝直流は長期喪失しない（
非常用発電機＇ＤＧ（の自動起動●●●

原子炉隔離時冷却系＇RCIC)
による原子炉の冷却

交流電源のバックアップである直流電源が浸水により機能しない状況を想定していなかった。＇水位不明、計器操作不能＇RCIC作動状況確認不能)等監視機能の喪失（
全電源喪失により、遠隔からの減圧・換気等のベント＇ＳＲＶ（操作が困難になった
ＳＢＯと同時に直流電源が喪失した場合の運転手項が不明確だった＇ＳＢＯ手項書は、直流電源が正常である事を想定（

津波の襲来
炉の冷却の為の代替注水源の確保が不十分かつ遅延した

高低高
圧圧圧
化冷冷
防却却
止系系
の 注の
ベ 水確
ンの保
ト準
準
備備
等

注水機能の喪失

原子炉水位の低下
燃料の露出開始●
格納容器内の気体を外部に放出させる操作＇手動ベント（

水素爆発
S/C圧が／ｋPa(abs)を指示
放尃能漏れ２号機の爆発によりPCVベントラインの大弁が閉となり開不能。小弁開操作のため遅延
ドライウェル(D/W)圧力はラプチャーディスク(破壊弁)動作圧力超えるもウェットウェル(W/W)圧力が動作圧力以下のためラプチャーディスクが動作せず。その状態が継続しサプレッションチェンバー(S/C)の圧力が低下したことから、格納容器の損傷の可能性あり。
ラプチャーディスク動作圧力値の設定の再検討が必要

原子炉減圧操作

海側の津波耐性が弱く、津波による最終ヒートシンク喪失後、有効策が打てなかった●

ベント失敗による
D/W圧力の上昇

電源喪失により、注水前に行う炉減圧操作の遅延＇バッテリー枯渇による代替電源準備遅延（
２号機の爆発により消防車及び注入ホースが破損した
津波による道路液状化、ガレキ等、または余震の発生の影響で海水注水ラインの構成が困難を極めた。

格納容器＇ＰＣＶ（ベント機能が喪失し、手動開放が長期化し遅延した●●

原子炉格納容器の圧力上昇

燃ベ 減
料ン 圧
損ト
準 ・低
傷備圧
・水 ・ 注
ベ
素ン 水
発ト 実
生失施
敗

●
●
●

全電源＇交流・直流（の喪失

燃料の重大な損傷と水素・核分裂生成物の大量発生

消防車等による注水と冷却理論上の「高圧冷却＝＞ベントによる圧力容器減圧＝＞低圧冷却による代替注水＝＞格納容器減圧」の除熱手段はあるが、全電源・ベント機能喪失時の管理・運用手項が不明確

74
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福島第一２号機…クロノロジー

発生事象から抽出された事故展開は次の通り － 必要機器等の破損、作業着手の遅れ等のマイナス要因が重複してＰＣＶ
事故の進展＇概念図（
爆発に至る発生した事象停原止子
炉の3/11 14:46

海津
水波
系に
冷よ
却る
機交
能流
の電
喪源
失と

･

格 注 直 3/12
納水流
容に 電器 よ 源 3/13
圧るの
力冷確
の 却保
ベ 継 ・喪
ン続
失
ト
準失
備敗
等

＇Ｍ9.0 観測史上３番目（＇Ｍ9.0 観測史上３番目（● 14：47 原子炉の自動停止 ＝＞15９05 RCＩＣ手動起動＝＞15:25 RCICトリップ＇水位高（● 全外部電源の喪失＝＞14９48 非常用ディーゼル発電機＇ＤＧ（の自動起動
15:35

地震の発生

地震の発生(震度6強（

全外部電源の喪失＇交流（原子炉自動停止

津波の襲来＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（＇浸水高さ ０1.5～０5.5ｍ（

非常用発電機＇ＤＧ（の自動起動

全交流電源機能の喪失＋暗闇・务悪環境● 非常用ＤＧ発電機、電源盤の水没＝＞15:38全交流電源の喪失＝＞ 電動機使用不能へ● 冷却用の海水系ポンプの破壊 ＝＞ 冷温停止機能の喪失＇最終ヒートシンク喪失（● 直流母線の被水は免れる＇バックアップ用の蓄電池により直流電源からの供給継続＝＇RCＩＣ、ＨＰＣＩ、記録計等への供給継続（

RCICによる原子炉の冷却

津波の襲来

全電源＇交流･直流（の喪失

16:03 原子炉隔離時冷却系＇RCIC（手動起動による冷却
11:36 RCICトリップ＇消防車は０号機に使用中（
12:35 高圧注水系＇HPCI（自動起動＇水位低（17:30 所長、格納容器ベントの準備を指示
02:42 HPCI停止＇バッテリ枯渇（
03９51 水位計指示で燃料域-1600mm＇TAF，０５／／ｍｍ（が判明
04:15 水位が燃料頂部に達したと判断
05:10 RCICによる注水失敗と判断
05:15 所長、ベントラインの準備完成を指示
08:41 RDを除くベントライン構成完了
08：00～09：00 燃料損傷の開始＇推定（

09:08頃 逃がし安全弁による減圧実施＇社員乗用車バッテリで（09:25 消防車による淡水注入開始＇ほう酸入り（
09:36 ベント操作によりD/W圧の低下を確認
水格低10:30 所長、海水注入の準備を指示
素納圧
11:17 S/CベントAO弁が閉＇空気ボンベ圧低下（
滞容系
12:20 淡水注入完了＇近場の防火水槽の淡水枯渇（
留器のベ 注
12:30 SCベントAO弁を開＇空気ボンベ交換（
ン 水 3/14 13:12 消防車による海水注入開始＇頻発する余震で準備難航（
ト実
01:10 海水不足による補給の為、消防車注水を停止
実施
03:20 消防車による海水注入再開
施
05:20 Ｓ/ＣベントＡＯ弁の開操作、06:10 同弁の開確認
09:20 物揚場から逆洗弁ピットへの海水補給を開始＇高線量、アクセス難で難航（
10:53 自衛隊給水車＇４ｔ６台（到着、逆洗弁ピットに配置し、淡水補給開始

HPCIによる原子炉の冷却注水機能の喪失

原子炉格納容器の圧力上昇

原子炉水位の低下
燃料の露出開始

格納容器内の気体を外部に放出させる操作＇手動ベント（

原子炉減圧操作

水素の格納容器からの漏洩、建屋上層階への滞留

燃料の重大な損傷と水素・核分裂生成物の大量発生

消防車等による注水と冷却75

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発生した事象
水素爆発
放尃能漏れ
3/15

11:01

建屋爆発＇４・５階部分（

事故の進展＇概念図（
消防車やホースが損傷し、海水注入停止

16:30頃 物揚場から炉へ注水するライン構築、海水注入再開
07:55 建屋上部に蒸気の浮遊を確認

原子炉建屋の水素爆発

核分裂生成物の放出

76
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福島第一２号機…問題点の抽出

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

１F３号機の問題点の整理
問題点

事故の進展＇概念図（
停原
止子
炉
の

地震と津波によって、全交流電源が長期的に喪失した

地震の発生＇Ｍ9.0 観測史上３番目（

全外部電源の喪失＇交流（原子炉自動停止●●●

電気融通機能を持つ隣接号機も電源喪失した為、電源が融通できなかった。
電源盤の水没によって電源喪失が長期化した。
务悪環境により、電源車到着後も、電源接続口への移動が困難、かつ接続が困難だった。

ＡＭにおいて交流・直流の同時電源喪失を想定していなかった＇＝直流は長期喪失しない（
重津
要波
機に
能よ
のる
全全
面電
喪源
失と

●

非常用発電機＇ＤＧ（の自動起動●●

RCICによる原子炉の冷却直流電源が水没しなかったため、高圧冷却系での冷却が維持された。しかし、直流電源枯渇後は注水機能が喪失した。
全電源喪失により、遠隔からの減圧・換気等のベント＇ＳＲＶ（操作が困難になった。
ＳＢＯと同時に直流電源が喪失した場合の運転手項が不明確だった。＇ＳＢＯ手項書は、直流電源が正常である事を想定（

津波の襲来
炉の冷却の為の代替注水源の確保が不十分かつ遅延した●

HPCIによる原子炉の冷却

●
●
●

水格低
素納圧
滞容系
留器の
ベ 注
ン水
ト実
実施
施

所内バッテリーが不足しており、自家用車バッテリー回収によりSRV開操作を実施したため減圧開始に時間を要した。
所内の消防車が０号機海水注入に使用されており、代替消防車の手配に時間がかかった。
海水の確保、消防車不足により注水作業が遅延
津波による道路液状化、ガレキ等で、消防車の取水箇所への移動、注水ホースの設置・接続等が困難を極めた。

注水機能の喪失

格納容器＇ＰＣＶ（ベント機能が喪失し、手動開放が長期化し遅延した

･

格注直
納水流
容に 電
器よ源
圧るの
力冷確
の 却保
ベ 継 ・喪
ン続
失
ト
準失
備敗
等

全電源＇交流･直流（の喪失

原子炉格納容器の圧力上昇

原子炉水位の低下
燃料の露出開始

格納容器内の気体を外部に放出させる操作＇手動ベント（

原子炉減圧操作

水素の格納容器からの漏洩、建屋上層階への滞留

原子炉建屋の水素爆発
水素爆発
放尃能漏れ

燃料の重大な損傷と水素・核分裂生成物の大量発生
消防車等による注水と冷却●●

建屋爆発＇水素爆発（への警戒、動向把握、対策行動が不十分だった●●●

長期的な全交流電源喪失時の建屋換気方法が考慮されていない
水素漏えいを検知する仕組みが確立されていない
発生し建屋内に滞留した水素を、外部に逃がす仕組みが確立されていない

海側の津波耐性が弱く、津波による最終ヒートシンク喪失後、有効策が打てなかった●

核分裂生成物の放出

電源喪失時のベント操作の容易性の確保、現場の線量対策が不十分
ベント時の核分裂生成物の外部放出に対する低減対策がサプレッションプールスクラビング以外ない

理論上の「高圧冷却＝＞ベントによる圧力容器減圧＝＞低圧冷却による代替注水＝＞格納容器減77
圧」の除熱手段はあるが、全電源・ベント機能喪失時の管理・運用手項が不明確
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福島第一３号機…クロノロジー

発生事象から抽出された事故展開は次の通り － SFP冷却機能の喪失により水温が上昇したが、隣接３号機の爆発により水素が廻り込み建屋爆発に至る
事故の進展＇概念図（発生した事象3/11 14:46

停原
止子
炉
の
海津
水波
系に
冷よ
却る
機全
能電
の源
喪と
失

3 の使
号状用
機態済
か 監み
ら視燃
のと料
水水プ
素位ー
滞確ル
留保水
準位
備

地震の発生(震度6強（＇Ｍ9.0 観測史上３番目（● 平成22年11月30日～定期検査中＇原子炉停止中（＝使用済み燃料プール 燃料０４２４体貯蔵＇８６％（● 全外部電源の喪失＝＞14９47頃 非常用ディーゼル発電機０台＇ＤＧ（の自動起動＇推定（● スロッシングにより使用済み燃料プール水が漏れ水位低下＇約0.5ｍ低下と推定（

15:35

全外部電源の喪失＇交流（スロッシングによる使用済
燃料プール(SFP)水位低下

非常用発電機＇ＤＧ（の自動起動

津波の襲来＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（＇浸水高さ ０1.5～０5.5ｍ（

全交流電源機能の喪失＋暗闇・务悪環境● 非常用ＤＧ発電機、電源盤の水没＝＞全交流電源の喪失 ＝＞電動機使用不能へ● 電気品室等の水没＝＞直流電源の喪失＝＞ 電源盤、計測・制御設備が使用不能へ ＝＞ 冷却機能の喪失＇FPC＋RHR等（● 使用済燃料プール＇SFP)冷却用の海水系ポンプの損傷＝＞ 冷却機能の喪失＇最終ヒートシンク喪失（

津波の襲来

全電源＇交流・直流（の喪失

SFP冷却用海水系損傷

使用済燃料の崩壊熱によりプール温度は徐々に上昇し、プール水蒸発による使用済み燃料プール水位の低下へ● 使用済燃料プール水位の低下の評価では２月20日頃燃料頂部到達予測● 事象発生前はプールゲート閉の状態であり、DSピット・Well側とは同水位であった。このため、使用済み燃料プール水位の低下継続によりプールゲートがあるタイミングで開き、Well側より水が流れ込むことも期待できる状態

水素爆発 3/14 04９08 使用済燃料プール温度 ８４℃を確認
11：01 ３号機爆発
放尃能漏れ
注火
水災
開発
始生
・鎮
火

地震の発生
＇Ｍ9.0 観測史上３番目（

3/15 06：12

大きな音が発生原子炉建屋損傷＇４・５階部分（● 爆発によりプールゲートが開き、Well水位まで回復＇推定（
3/16 09：38 原子炉建屋3階より火災発生 11：00頃 現場確認にて自然鎮火
ヘリコプターによりプール水位を確認＇燃料頂部より４～５ｍ上部（
3/20 08：21 使用済燃料プールへの放水開始＇以降断続的に放水（

SFP冷却機能の喪失

SFP水温の上昇

爆発音発生、原子炉建屋
４・５階部分損傷

原子炉建屋３階で火災発生→自然鎮火

SFPへの注水開始

78

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福島第一３号機…問題点の抽出

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

福島第一４号機の問題点の整理
問題点

事故の進展＇概念図（
停原
止子
炉
の

＇Ｍ9.0 観測史上３番目（

全外部電源の喪失＇交流（スロッシングによる使用済
燃料プール(SFP)水位低下

海津
水波
系に
冷よ
却る
機全
能電
の源
喪と
失

3 の使
号状用
機態済
か 監み
ら視燃
のと料
水水プ
素位ー
滞確ル
留保水
準位
備

水素爆発
放尃能漏れ
注火
水災
開発
始生
・鎮
火

地震と津波によって、全交流電源が長期的に喪失した

地震の発生

非常用発電機＇ＤＧ（の自動起動

津波の襲来

全電源＇交流・直流（の喪失

FPC冷却用海水系損傷

SFP冷却機能の喪失

SFP水温の上昇●●●

電気融通機能を持つ隣接２号機も電源喪失した為、電源が融通できなかった
運転可能な非常用DG０台が起動したが、予備電源はない状態
スロッシングによる水位低下は予測された事象

ＡＭにおいて交流・直流の同時電源喪失を想定していなかった＇＝直流は長期喪失しない（●●

ＳＢＯと同時に直流電源が喪失した場合の運転手項が不明確だった＇ＳＢＯ手項書は、直流電源が正常である事を想定（
電源・冷却・ベント機能の同時喪失時の対策、準備、訓練等が不十分であった

原子炉建屋の爆発、損傷
●

●
●
●
●

予想外の爆発で原因不明であったが、２号機からの滞留水素が非常用ガス処理系＇SGTS)配管を通じて３号機側に廻り込み、水素爆発に至ったものと推定＇３号機SFP内の燃料に損傷はなし（→SGTS放尃能除去フィルタの出口側の線量が入口側の線量より数十倍高い値であった
火災発生についても原因不明、水素燃焼による可能性もあり長期的な全交流電源喪失時の建屋換気方法が考慮されていない
水素発生を検知する仕組みが確立されていない
発生し建屋内に滞留した水素を、外部に逃がす仕組みが確立されていない

海側の津波耐性が弱く、津波による最終ヒートシンク喪失後、有効策が打てなかった●

冷却用海水ポンプの水没により、全交流電源喪失と相まってSFPの冷却機能が喪失

爆発音発生、原子炉建屋
４・５階部分損傷
原子炉建屋３階で火災発生→自然鎮火

SFPへの注水開始

79
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福島第二原発のクロノロジーと課題

80
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第一以外の原発…福島第二…外部電源…

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福島第二の送電系統の被害 － 福島第二では、変電所の変電設備の損傷により、外部電源４回線のうち３回線が停止した

外部電源の供給経路
・ 福島第二は、敷地から約７ｋｍ離れた新福島変電所から電力供給を受ける設計であった変電所からの送電＝＞ ４回線中３回線が地震で停止・ 強い地震動による新福島変電所の断路器等の変電設備の損傷が発生
・ 福島第二０～３号機への４／／ｋＶ０系統＇１回線（、５５ｋＶ０系統＇１回線（のうち、１回線の送電が停止＇５５ｋＶ０回線は停止中だった（

81
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第一以外の原発…福島第二…電源喪失…

津波後の外部・内部電源の喪失状況 － 福島第二は、外部電源１回線と内部電源３回線＇非常用ＤＧ（が生き残った
送電継続
富
岡
線
１
Ｌ

外部電源の喪失状況● 岩井戸線０L９ 地震前から点検停止中● 岩井戸線１L９ 地震による停止なし＇ただし、不具合＇変電所の避雷器損傷（が発見され、修理の為に停止。翌日に復旧（● 富岡線2L９ 地震により停止＇系統側の断路器硝子破損（

定検停止中
岩
井
戸
線
２
L

岩
井
戸
線
１L

富
岡
線
２L

66kV母線

500kV母線

高起動変圧器3,4号起動変圧器

1,2号起動変圧器

6.9kV母線

6.9kV母線

D/G

D/G

D/G

D/G

D/G

D/G

０Ｈ

０Ａ

０Ｂ

１Ｈ

１Ａ

１Ｂ

２Ｈ

１号機非常系電源

6.9kV母線

6.9kV母線

D/G

０号機非常系電源

非常用ＤＧ電源の喪失状況● 各号機に２機ずつ、非常用Ｄ
Ｇが設置● ０・１号機９ 津波によって全て喪失● ２号機９ ０機喪失、１機健全● ３号機９ １機喪失、０機健全

D/G
２Ａ
２号機非常系電源

D/G

D/G

２Ｂ

３Ｈ

９地震の影響により停止

D/G

D/G

３Ａ

３Ｂ

３号機非常系電源

９津波の影響により停止
９津波後も運転可能

82
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第一以外の原発…福島第二…非常用ＤＧ…

非常用ＤＧ発電機の状況 － 福島第二の非常用ＤＧ発電機は、１２台中３台が生き残った。福
島第一は、６号機の１台を除いて全て喪失
福島第一９ D/G系統概要
海水冷却式 非常用ディーゼル発電機＇D/G ０／台（
1号機A・B、 １号機A、 ２号機A・B、 ３号機A、 ４号機A・B、 ５号機A・H
～～
～～
海
～～
～～

津波後すべて
海水ポンプ

機能喪失

Ｄ．Ｇ

熱交換器

空冷式D/G ＇２台（
2号機B、３号機B、５号機B

エアクーラー
冷却水ポンプＤ．Ｇ

６号機Bのみ
電源確保

外気

熱交換器

福島第二：D/G系統概要
海水冷却D/G＇０１台（
０～３号機＇各A・B・H（

３号機B、H、
～～
～～
海
～～
～～

４号機Hのみ

海水ポンプ
熱交換器

冷却水ポンプD/G本体が健全でも、本体を冷却する為の系統を失えば、機能喪失する

Ｄ．Ｇ

電源確保

83
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第一以外の原発…福島第二…電源盤系統…

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外部電源以外の電源系統の被害状況 － 原子炉・タービン建屋内への浸水被害が小さい福島第二では、電源盤＇ＭＣ、ＰＣ（、直流電源、海水系等の電源被害が、第一と比べて軽微である
津波後の電源設備及び海水系の健全性
1号機
電源盤

非 ＤＧ０ＡＤ
常 ＤＧ1Ｂ
Ｇ
用

2号機
使用
電源盤
可否

使用
電源盤
可否

福島第一
３号機
使用
電源盤
可否

４号機
使用
電源盤
可否

５号機
使用
電源盤
可否

０号機
使用
可否

電源盤

１号機
使用
電源盤
可否

福島第二
２号機

３号機

使用
電源盤
可否

使用
電源盤
可否

使用
可否

×

ＤＧ１Ａ

ＤＧ２Ａ

×

ＤＧ３Ａ

ＤＧ４Ａ＇※１（

×

ＤＧ５Ａ

×＇※2（

ＤＧ０Ａ

×

ＤＧ１Ａ

×

ＤＧ２Ａ

×

ＤＧ３Ａ

×

×

ＤＧ１Ｂ＇空冷（ ×＇※０（ ＤＧ２Ｂ×

ＤＧ３Ｂ＇空冷（ ×＇※０（ ＤＧ４Ｂ＇※１（

×

ＤＧ５Ｂ＇空冷（

○

ＤＧ1Ｂ

×

ＤＧ１B

×

ＤＧ２Ｂ

○

ＤＧ３Ｂ

×

ＨＰＣＳ ＤＧ

×＇※2（

ＤＧ1H

×

ＤＧ2H

×

ＤＧ3H

○

ＤＧ4H

○

×

×

非 Ｍ．Ｃ ０Ｃ
常 Ｍ．Ｃ ０Ｄ
用×

Ｍ．Ｃ 2Ｃ×

Ｍ．Ｃ ２Ｃ×

Ｍ．Ｃ 4Ｃ×

Ｍ．Ｃ 5Ｃ×

Ｍ．Ｃ 6Ｃ○

Ｍ．Ｃ ０Ｃ×

Ｍ．Ｃ 2Ｃ○

Ｍ．Ｃ 3Ｃ○

Ｍ．Ｃ 4Ｃ○×

Ｍ．Ｃ 2Ｄ×

Ｍ．Ｃ 3Ｄ×

Ｍ．Ｃ 4Ｄ×

Ｍ．Ｃ 5Ｄ×

Ｍ．Ｃ 6Ｄ○

Ｍ．Ｃ ０Ｄ○

Ｍ．Ｃ 2Ｄ○

Ｍ．Ｃ 3Ｄ○

Ｍ．Ｃ 4Ｄ○

Ｍ．Ｃ １Ｅ

×

Ｍ．Ｃ 4Ｅ×

HPCS DG M/C○

Ｍ．Ｃ ０H×

Ｍ．Ｃ 2H○

Ｍ．Ｃ 3H○

Ｍ．Ｃ 4H○

Ｍ．Ｃ ０Ａ×

Ｍ．Ｃ 2Ａ×

Ｍ．Ｃ 4Ａ×

M/C 6A-1

×

M/C 1A-1○

M/C 2A-1○

M/C 3A-1○

M/C 4A-1○

M/C 6A-2

×

M/C 1A-2○

M/C 2A-2○

M/C 3A-2○

M/C 4A-2○

M/C 6B-1

×

M/C 1B-1○

M/C 2B-1○

M/C 3B-1○

M/C 4B-1○

M/C 6B-2

×

M/C 1B-2○

M/C 2B-2○

M/C 3B-2○

M/C 4B-2○

Ｍ．
Ｍ．Ｃ ０ＢＣ 常
用
Ｍ．Ｃ ０Ｓ

非 P/C 1C
常 P/C 1D用P/C 1AＰ
P/C 1B．
Ｃ 常
P/C 1S
用

×

０
１
４
Ｖ
Ｄ
Ｃ

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤1Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主母線盤1Ｂ

Ｍ．Ｃ ２Ａ×

Ｍ．Ｃ 2Ｂ×

Ｍ．Ｃ ２Ｂ×

Ｍ．Ｃ １SA×

Ｍ．Ｃ ２SA×

Ｍ．Ｃ 4Ｂ

Ｍ．Ｃ １SB

×

Ｍ．Ｃ ２SB××

P/C １C○P/C ２C×

P/C 4C×

P/C １D○P/C ２D×

P/C １Ｅ×

P/C １Ａ○P/C １Ａ-０

×

P/C １Ｂ

○

×

×
×
×

×
×

P/C ２ＡP/C ２ＢP/C ２ＳＡ

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤2Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主
母線盤2Ｂ

×

×
×

P/C ２ＳＢ

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤3Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主母線盤3Ｂ

××

M/C 5SA-1

×

M/C 1SA-1○

M/C 3SA-1○

M/C 5SA-2

×

M/C 1SA-2○

M/C 3SA-2○

M/C 5SB-1

×

M/C 1SB-1○

M/C 3SB-1○

M/C 5SB-2

×

M/C 1SB-2○

M/C 3SB-2○-

P/C 5C×

P/C 6C○P/C 1C-1

×

P/C 2C-1○

P/C 3C-1○

P/C 4C-1○

P/C 4D○P/C 5D×

P/C 6D○P/C 1C-2

×

P/C 2C-2

×

P/C 3C-2

×

P/C 4C-2

×

P/C 4Ｅ×

P/C 6E○P/C 1D-1○

P/C 2D-1○

P/C 3D-1○

P/C 4D-1○

P/C 4Ａ-P/C 4Ｂ

○

×

○

×

×

×

○

Ｍ．Ｃ 5Ａ

Ｍ．Ｃ 5Ｂ×

P/C １ＳＢ

直
流
電
源

3号機

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤３Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主母線盤３Ｂ

××

P/C 5Ａ×

P/C 6Ａ-1

×

P/C 1D-2

×

P/C 2D-2

×

P/C 3D-2○

P/C 4D-2

×

P/C 5Ａ-1○

P/C 6Ａ-2

×

P/C 1A-1○

P/C 2A-1○

P/C 3A-1○

P/C 4A-1○

P/C 5B×

P/C 6B-1

×

P/C 1A-2○

P/C 2A-2○

P/C 3A-2○

P/C 4A-2○

P/C 5B-1○

P/C 6B-2

×

P/C 1B-1○

P/C 2B-1○

P/C 3B-1○

P/C 4B-1○

P/C 5SＡ×

P/C 1B-2○

P/C 2B-2○

P/C 3B-2○

P/C 4B-2○

P/C 5SＡ-1

×

P/C 1SA○P/C 3SA○P/C 5SB×

P/C 1SB○

P/C 3SB○

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤5Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主
母線盤5Ｂ○

ＤＣ０１４Ｖ DIST○

ＤＣ０１４Ｖ DISTCENTER 6Ａ
CENTER 6B○○

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主母線盤Ｂ○○

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主母線盤Ｂ○○

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主母線盤Ｂ○○

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主
母線盤Ｂ

○
○

A
/
B

海 Ａ
水 Ｂ
系

CCS A

×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ ＡCCS B

×ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ○ＲＨＲＳ Ｂ

＇凡例（

９機能喪失

９給電元が喪失のため受電不可

９電源盤・冷却系の喪失のために起動不可

×

84 ×

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福島第二０号機…クロノロジー

福島第二／１号機クロノロジー＇地震発生前：定格熱出力一定運転（発生した事象
原
子
炉
の
停
止
のり津
喪非 波
失常 襲
系来
機に
器よ

3/11 14:46

地震の発生(震度６強)●

地震により原子炉自動停止＇Ｍ9.0 観測史上３番目（

・・

地震後の原子炉の挙動＇スクラム（は設計通りであり、大きな問題はなかった。
外部電源の確保により常用電源、非常用電源への給電確保。

●

津波による浸水により、非常用DG、非常用電源並びに海水系ポンプ機能喪失

・

津波の襲来により、原子炉建屋付属棟及び海水熱交換器建屋が浸水し非常用電源＇メタクラ、
パワーセンター（が使用不能となった。
非常用DGについては、原子炉スクラム直後は使用可能な状態であったが、津波の襲来により非常用機器冷却系ポンプが全て起動できない状態になるとともに、DG本体及びその付属設備＇ポ
ンプ、制御盤等（が被水したため全台使用不可となった。

● 14９48 地震加速度大により原子炉自動停止
全制御棒全挿入、主タービン自動停止、原子炉水位低(L-3)
500kV送電０系統停止、残り０系統より外部電源確保● 15９00 原子炉未臨界確認
15:22
津波の襲来
＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（＇浸水高さ ０１～０３－４ｍ（

・

15:33 循環水ポンプ(C)手動停止
15:34 非常用DG(A),(B),(H)自動起動 → 津波の影響により直後に停止
15:36 MSIV手動全閉
RCIC手動起動＇原子炉への注水（●
15:40 RCICポンプ自動停止＇原子炉水位高(L-8)（以降、RCICによる水位調整継続
・
15:55 SRV操作による原子炉減圧開始 以降、圧力調整継続● 17９35 「ドライウェル(D/W)圧力高」警報発生→ECCSポンプの自動起動・
信号発信・
17:53 D/W冷却系手動起動

却作 原
操よ 子
作る 炉
開格 圧
始納 力
容 ・ 3/12 0:00 MUWCによる原子炉への注水操作開始
3:50 原子炉急速減圧開始
器水4:56 原子炉急速減圧完了
圧位4:58 RCIC手動停止
力調
6:20 可燃性ガス濃度制御系(FCS)ラインを利用したMUWCによる上整
圧力抑制プール(S/C)冷却昇、減と圧
7:10 MUWCによるD/Wスプレイ実施 (以降、適宜実施（
冷操
7:37 MUWCによるS/Cスプレイ実施 ＇以降、適宜実施（
7:45 FCS冷却水(MUWC)によるS/C冷却停止
10:21 PCV耐圧ベントライン構成開始
18:30 PCV耐圧ベントライン構成完了

り非
原常
子系
炉機
の器
冷・
温電
停源
止の
へ 復
旧
に
よ

その意味合い3/13 20:17 RHRS(B)ポンプ手動起動＇仮設ケーブル敷設による受電（
21:03 RHRC(D)ポンプ手動起動＇仮設ケーブル敷設による受電（
3/14 1:24 RHR(B)手動起動＇S/C冷却モード開始（
1:44 非常用DG設備冷却系(EECW)手動起動＇高圧電源車による受電（
3:39 RHR(B)S/Cスプレイモード開始
10:05 RHR(B)LPCIモードにて原子炉への注水実施
10:15 S/C水温０／／℃未満であることを確認
16:30 FPMUWによる使用済燃料プールへの注水開始

主蒸気逃し弁・RCICによる原子炉圧力・水位調整
原子炉の圧力制御については、循環水ポンプ停止により復水器が使用不可＇主蒸気の凝縮ができない（となったため、マニュアル通りMSIVを全閉としSRVによる減圧操作を実施。
MSIV全閉により、RCICを手動起動し原子炉への給水を実施。
原子炉圧力と圧力抑制プールの関係から熱容量制限における運転禁止範囲に入ったことからＳ
ＲＶによる原子炉急速減圧を実施。原子炉圧力の減圧により低圧系であるMUWCの注水を可能にした上でＲＣＩＣを停止。

●

D/W圧力高の警報発報

・格納容器圧力上昇はSRV開に伴うS/Cへの蒸気排出とRHR使用不能による除熱機能喪失により発報。
Ｄ．Ｗ圧力高によりECCSポンプの自動起動信号が発信されたが、RHR＇B,C)ポンプについては冷却用ポンプ使用不能のため自動起動後に手動停止とした。また他のECCSポンプについては起動できず。

・

●
・

・

●
・

17：00 原子炉が冷温停止状態に移行
・

格納容器の圧力抑制室＇Ｓ．Ｃ（及びドライウェル＇Ｄ．Ｗ（の冷却と格納容器ベント準備
圧力抑制室(S/C)冷却のため、可燃性ガス濃度制御系(FCS)の冷却器よりS/Cへの冷却水排水
ラインを使用して冷却水をS/Cへ注水するとともに、MUWCによるD/Wスプレイ、S/Cスプレイを適宜実施することにより格納容器の冷却を実施。
格納容器の圧力上昇時に備え耐圧ベントライン構成を実施したが、格納容器最高使用設計圧
力２０／ｋＰａには達しなかった。
非常用冷却系ポンプの復旧により原子冷温停止へ
並行して、電源車や仮設ケーブルを使用し、外部電源系から受電されている放尃性廃棄物処理
建屋の電源からの仮設ケーブル敷設・受電により残留熱除去機器冷却系、非常用DG冷却系の一部系統を起動可能な状態に復旧。ＲＨＲ＇Ｂ（手動起動によりＳ．Ｃ冷却を開始 85
ＲＨＲ＇Ｂ（系のＬＰＣＩライン、ＳＲＶを活用し、Ｓ．ＣからＲＨＲ熱交換器を経由して原子炉も冷却する応急処置により冷温停止状態に移行。
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福島第二１号機…クロノロジー

福島第二／２号機クロノロジー＇地震発生前：定格熱出力一定運転（発生した事象原子
炉の停
止

3/11 14:46＇Ｍ9.0 観測史上３番目（● 14９48 地震加速度大により原子炉自動停止
全制御棒全挿入、主タービン自動停止、原子炉水位低(L-3)
500kV送電０系統停止、残り０系統より外部電源確保● 15９01 原子炉未臨界確認
15:22
津波の襲来

のり津
喪非 波
失常 襲
系来
機に
器よ

却作 原
操よ 子
作る 炉
開格 圧
始納 力
容・
器水
圧位
力調
上整
昇、
減
と圧
冷操

り非
原常
子系
炉機
の器
冷・
温電
停源
止の
へ 復
旧
に
よ

地震の発生(震度６強)＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（＇浸水高さ ０１～０３－４ｍ（

15:34 非常用DG(H)自動起動 → 津波の影響により直後に停止
15:34 MSIV手動全閉
15:35 RHR(B)手動起動 → 15:38停止
循環水ポンプ(C)手動停止、循環水ポンプ(A,B)自動停止
15:41 非常用DG(A),(B)自動起動 → 津波の影響により直後に停止
15:41 SRV操作による原子炉減圧開始 以降、圧力調整継続
15:43 RCIC手動起動＇原子炉への注水（以降、RCICによる水位調整継続● 18９50 「ドライウェル(D/W)圧力高」警報発生→ECCSポンプの自動起動
信号発信
20:02 D/W冷却系手動起動
3/12

3/14

4:50 MUWCによる原子炉への注水操作開始
4:53 RCIC自動停止＇原子炉圧力低下による（
6:30 可燃性ガス濃度制御系(FCS)ラインを利用したMUWCによる圧力抑制プール(S/C)冷却7:11 MUWCによるD/Wスプレイ実施 ＇以降、適宜実施（
7:35 MUWCによるS/Cスプレイ実施 ＇以降、適宜実施（
RHR(B)手動起動 → 圧力抑制プール冷却運転
7:52 FCS冷却水(MUWC)によるS/C冷却停止
10:33 PCV耐圧ベントライン構成開始
10:58 PCV耐圧ベントライン構成完了
3:20 EECW(B)手動起動＇仮設ケーブル敷設による受電（
3:51 RHRS(B)ポンプ手動起動＇仮設ケーブル敷設による受電（
5:52 RHRC(B)ポンプ手動起動＇仮設ケーブル敷設による受電（
7:13 RHR(B)手動起動＇S/C冷却モード開始（
7:50 RHR(B)S/Cスプレイモード開始
10:48 RHR(B)LPCIモードにて原子炉への注水実施
15:52 S/C水温０／／℃未満であることを確認

その意味合い

●地震により原子炉自動停止

・・

地震後の原子炉の挙動＇スクラム（は設計通りであり、大きな問題はなかった。
外部電源の確保により常用電源、非常用電源への給電確保。

●

津波による浸水により、非常用電源並びに海水系ポンプ機能喪失

・・

津波の襲来により、熱交建屋の非常用電源＇パワーセンター（が使用不能となった。
非常用DGについては、使用可能な状態であったが、津波の襲来により、海水熱交換器建屋が浸水したことから、非常用機器冷却系ポンプが全て起動できない状態になったため、非常用炉
心冷却ポンプ、非常用ＤＧの起動不可能となった。

●

主蒸気逃し弁・RCICによる原子炉圧力・水位調整

・

原子炉の圧力制御については、循環水ポンプ停止により復水器が使用不可＇主蒸気の凝縮ができない（となったため、マニュアル通りMSIVを全閉としSRVによる減圧操作を実施。
MSIV全閉により、RCICを手動起動し原子炉への注水を実施。
ＳＲＶによる減圧に伴いＲＣＩＣが自動停止。その際、マニュアルに従ってＭＵＷＣによる原子炉
注水に切り替えた。

・・●

D/W圧力高の警報発報

・格納容器圧力上昇はSRV開に伴うS/Cへの蒸気排出とRHR使用不能による除熱機能喪失により発報。
Ｄ．Ｗ圧力高によりECCSポンプの自動起動信号が発信され起動したが、非常用機器冷却ポンプが使用不可能であったため、手動停止とした。

・

●
・

・

格納容器の圧力抑制室＇Ｓ．Ｃ（及びドライウェル＇Ｄ．Ｗ（の冷却と格納容器ベント準備
圧力抑制室(S/C)冷却のため、可燃性ガス濃度制御系(FCS)の冷却器よりS/Cへの冷却水排水
ラインを使用して冷却水をS/Cへ注水するとともに、MUWCによるD/Wスプレイ、S/Cスプレイを適宜実施することにより格納容器の冷却を実施。
格納容器の圧力上昇時に備え耐圧ベントライン構成を実施したが、格納容器最高使用設計圧
力２０／ｋＰａには達しなかった。

●

非常用冷却系ポンプの復旧により原子冷温停止へ

・

並行して、外部電源系から受電されている放尃性廃棄物処理建屋の電源や２号機熱交建屋の非常用電源からの仮設ケーブル敷設・受電によりＢ系の残留熱除去機器冷却ポンプ及び非常用DG冷却系ポンプを起動可能な状態に復旧。ＲＨＲ＇Ｂ（手動起動によりＳ．Ｃ冷却を開始
ＲＨＲ＇Ｂ（系のＬＰＣＩライン、ＳＲＶを活用し、Ｓ．ＣからＲＨＲ熱交換器を経由して原子炉も冷却する応急処置により冷温停止状態に移行。

・18：00 原子炉が冷温停止状態に移行

86
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福島第二２号機…クロノロジー

福島第二／３号機クロノロジー＇地震発生前：定格熱出力一定運転（発生した事象原子
炉の停
止

3/11 14:46＇Ｍ9.0 観測史上３番目（● 14９48 地震加速度大により原子炉自動停止
全制御棒全挿入、主タービン自動停止、原子炉水位低(L-3)
500kV送電０系統停止、残り０系統より外部電源確保● 15９05 原子炉未臨界確認
15:22
津波の襲来

機り 津
器Ａ 波
の系襲
喪非 来
失常 に
用よ

＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（＇浸水高さ ０１～０３－４ｍ（

15:34 循環水ポンプ(C)手動停止
15:35 非常用DG(A),(B),(H)自動起動 → 津波の影響により直後にDG(A)停止
15:36 RHR(B)手動起動＇Ｓ．Ｃ冷却開始（
15:37 MSIV手動全閉
15:38 循環水ポンプ(B)手動停止
15:46 SRV操作による原子炉減圧開始 以降、圧力調整継続
16:06 RCIC手動起動＇原子炉への注水（以降、RCICによる水位調整継続
16:48 循環水ポンプ(A)手動停止● 19：46「ドライウェル(D/W)圧力高」警報発生→ECCSポンプの自動起動
信号発信→全てのECCSポンプの自動起動信号発生
RHRC(A,C)、RHRS(A,C)、EECW(A)の各ポンプが使用不能もであったため
RHR(A,C)ポンプ、LPCSポンプ等の自動起動防止措置を事前に実施。
RHR(B)S/C冷却モードからLPCIモードに自動切替
20:07 RHR(B)LPCIモードからS/C冷却モードに切替
20:12 D/W冷却系手動起動
22:53 MUWCによる原子炉への注水操作開始
23:11 RCIC手動停止＇原子炉圧力低下による（

却作 原
操よ 子
作る 炉
開格 圧
始納 力
容・
器水
圧位
力調
上整
昇、
減
と圧
冷操
3/12

炉Ｂ
の系
冷非
温常
停用
止機
へ 器
に
よ
り
原
子

地震の発生(震度６強)

その意味合い

●地震により原子炉自動停止

・・

地震後の原子炉の挙動＇スクラム（は設計通りであり、大きな問題はなかった。
外部電源の確保により常用電源、非常用電源への供給確保。

●

津波による浸水により、Ａ系の非常用電源並びに海水系ポンプ機能喪失

・・

津波の襲来により、熱交建屋の非常用電源＇一部パワーセンター（が使用不能となった。
非常用DGについては、使用可能な状態であったが、津波の襲来により、海水熱交換器建屋が一部浸水したことから、非常用機器冷却系ポンプＡ系が起動できない状態になったため、Ａ系
非常用炉心冷却ポンプ、非常用ＤＧの起動不可能となった。

●

主蒸気逃し弁・RCICによる原子炉圧力・水位調整

・

原子炉の圧力制御については、循環水ポンプ停止により復水器が使用不可＇主蒸気の凝縮ができない（となったため、マニュアル通りMSIVを全閉としSRVによる減圧操作を実施。
MSIV全閉により、RCICを手動起動し原子炉への注水を実施。
ＳＲＶによる減圧に伴い低圧系であるMUWCの注水を可能にした上でＲＣＩＣを手動停止。

・・●

D/W圧力高の警報発報

・・

格納容器圧力上昇はSRV開に伴うS/Cへの蒸気排出により発報。
Ｄ．Ｗ圧力高によりECCSポンプの自動起動信号が発信されたが、Ａ系の非常用機器冷却ポンプが使用不可能であったため、予め起動防止措置を実施していた。なお、Ｂ系のＥＣＣＳ
ポンプについてはＳ．Ｃ冷却運転中であった。

●

原子炉の冷温停止状態への移行

・残留熱除去系＇ＲＨＲ（ポンプ＇Ｂ（が動作できていたことから、ＳＨＣモード構成準備後、ＲＨＲ＇Ｂ（ポンプによる炉注水・冷却を実施し冷温停止状態へ移行。

0:06 RHR(B)原子炉停止時冷却系＇SHC)モード構成準備開始
1:23 RHR(B)手動停止＇SHCモード準備のため（
2:39 RHR(B)手動起動＇SHC冷却モード開始（
2:41 RHR(B)S/Cスプレイモード開始
7:59 RHR(B)手動停止＇S/C冷却モード及びスプレイモード停止（
9:37 RHR(B)手動起動＇SHCモード運転開始（
12:08 PCV耐圧ベントライン構成開始
12:13 PCV耐圧ベントライン構成完了
12：15 原子炉が冷温停止状態に移行

87
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福島第二３号機…クロノロジー

福島第二／４号機クロノロジー＇地震発生前：定格熱出力一定運転（発生した事象原子
炉の停
止

3/11 14:46

地震の発生(震度６強)＇Ｍ9.0 観測史上３番目（● 14９48 地震加速度大により原子炉自動停止
全制御棒全挿入、主タービン自動停止、原子炉水位低(L-3)
500kV送電０系統停止、残り０系統より外部電源確保● 15９05 原子炉未臨界確認
15:22
津波の襲来

のり津
喪非 波
失常 襲
系来
機に
器よ

＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（＇浸水高さ ０１～０３－４ｍ（

15:33 循環水ポンプ(C)手動停止
15:34 非常用DG(A),(B),(H)自動起動 → 津波の影響によりDG(A),(B)停止
15:35 循環水ポンプ(A),(B)自動停止
15:36 MSIV手動全閉、RHR(B)手動起動→15:41自動停止
15:37 RHR(A)手動起動→15:38手動停止
15:46 SRV操作による原子炉減圧開始 以降、圧力調整継続
15:54 RCIC手動起動＇原子炉への注水（以降、RCICによる水位調整継続● 19９02 「ドライウェル圧力高」警報発生→全てのECCSポンプの自動起動信号発生
RHRC(A,B,C,D)、RHRS(A,B,C,D)、EECW(A,B)の各ポンプが使用不能であったことからＥＣＣＳポンプの自動起動防止措置を事前に実施。
19:14 D/W冷却系手動起動

却作 原
操よ 子
作る 炉
開格 圧
始納 力
容・
器水
圧位
力 調 3/12 0:16 RCIC自動停止＇原子炉圧力低下による（MUWCによる原子炉への注水操作開始
上整
7:23 FCS冷却系(MUWP)によるS/C冷却実施
昇、減と圧
7:35 MUWCによるS/Cスプレイ実施
冷操
11:17 原子炉注水をMUWCからHPCSに切替

り非
原常
子系
炉機
の器
冷・
温電
停源
止の
へ 復
旧
に
よ

3/14

3/15

その意味合い
●地震により原子炉自動停止

・・

地震後の原子炉の挙動＇スクラム（は設計通りであり、大きな問題はなかった。
外部電源の確保により常用電源、非常用電源への給電確保。

●

津波による浸水により、非常用電源並びに海水系ポンプ機能喪失

・

津波の襲来により、海水熱交換器建屋が浸水したことにより非常用電源＇パワーセンター（が使用不能となった。
非常用DGについては、原子炉スクラム直後は使用可能な状態であったが、津波の襲来により非常用機器冷却系ポンプが起動できない状態になったため、非常用DG(A),(B)が使用不能となった。なお、非常用DG(H)については使用可能であったことから、原子炉の冷却に必要な非常用電源は確保されていた。

・●

主蒸気逃し弁・RCICによる原子炉圧力・水位調整

・

原子炉の圧力制御については、循環水ポンプ停止により復水器が使用不可＇主蒸気の凝縮ができない（となったため、マニュアル通りMSIVを全閉としSRVによる減圧操作を実施。
MSIV全閉により、RCICを手動起動し原子炉への注水を実施。
ＳＲＶによる減圧に伴いＲＣＩＣが自動停止。その際、マニュアルに従ってＭＵＷＣによる原子炉
注水に切り替えた。

・・●

D/W圧力高の警報発報

・格納容器圧力上昇はSRV開に伴うS/Cへの蒸気排出とRHR使用不能による除熱機能喪失により発報。
Ｄ．Ｗ圧力高によりECCSポンプの自動起動信号が発信され起動したが、非常用機器冷却系
ポンプが使用不可能であったため、事前に自動起動防止措置を実施していた。

・11:44 PCV耐圧ベントライン構成開始
11:52 PCV耐圧ベントライン構成完了
13:48 HPCSによる原子炉注水停止＇以降、適宜実施（●

11:00 EECW(B)手動起動＇電源車による受電（
13:07 RHRS(D)ポンプ手動起動＇仮設ケーブル敷設による受電（
14:56 RHRC(B)ポンプ手動起動＇仮設ケーブル敷設による受電（
15:42 RHR(B)手動起動＇S/C冷却モード開始（
16:02 RHR(B)S/Cスプレイモード開始
18:58 RHR(B)LPCIモードにて原子炉への注水実施

・

・

●
・

・
7：15 原子炉が冷温停止状態に移行

格納容器の圧力抑制室＇Ｓ．Ｃ（及びドライウェル＇Ｄ．Ｗ（の冷却と格納容器ベント準備
圧力抑制室(S/C)冷却のため、可燃性ガス濃度制御系(FCS)の冷却器よりS/Cへの冷却水排水
ラインを使用して冷却水をS/Cへ注水するとともに、MUWCによるS/Cスプレイを適宜実施することで格納容器の冷却を実施。
格納容器の圧力上昇時に備え耐圧ベントライン構成を実施したが、格納容器最高使用設計圧
力２０／ｋＰａには達しなかった。
非常用冷却系ポンプの復旧により原子冷温停止へ
並行して、3号機海水熱交換器建屋の非常用電源系からの仮設ケーブル敷設・受電により残留熱除去機器冷却系、高圧電源車からの受電により非常用DG冷却系の一部系統を起動可能な状態に復旧。ＲＨＲ＇Ｂ（手動起動によるＳ．Ｃ冷却を開始
ＲＨＲ＇Ｂ（系のＬＰＣＩライン、ＳＲＶを活用し、Ｓ．ＣからＲＨＲ熱交換器を経由して原子炉も冷却する応急処置により冷温停止状態に移行。

88
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福島第一、第二以外の原発のクロノロジーと課題

89
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第一以外の原発…地震の概要…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

今回の地震と原発の位置は次の通り － いずれも震度６前後を観測。第一と女川で一部基準値を上回る地震動を観測している
東北地方太平洋沖地震の緒元および地震規模● 震央からの物理的距離は、女川原発が一番近い。次いで、福島第一、第二、東海第二の項● 震度に関しては、いずれの原発も震度５前後を記録し、大きな差は見当たらない● 原子炉における最大加速度は、女川が５／６
ガルで最大。次いで福島第一＇４４／ガル（。
東海第二が最も小さい＇１１４ガル（● 基準地震動＇Ｓｓ（については、女川と第一の一部において上回っている。
， 女川は、３月６日の余震でも一部上回っている90
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第一以外の原発…地震による設備損傷…

地震等による設備損傷 － 今回の地震では、原子炉の安全上重要な機器損傷は確認されていないが、他の設備において死亡事故、損傷を確認。女川では１号機で火災、外部アクセス路の不通が発生＜ 報告されている主な設備の損傷等 ＞
主な設備の損傷

その他

福島第一・ ０号機９ 空調ダクト損傷
・ １号機９ 電気ボイラー非放尃性蒸気漏れ
・ ４号機９ 湿分分離器サポート外れ、湿分分離器廻り小口径配管破損
・ ５号機９ 低圧タービンローターに摺動痕
・ 変圧器防災配管損傷部、純水タンク接続配管等からの水漏れ
・ 津波により屋外設備ではポンプ・電源盤等の損傷あり

・ 補強工事を実施済みのアクセス道路は異常なし
・ 津波により重油タンクやクレーン等が流され、通行を阻害。

福島第二・ スロッシング等による水漏れ３件＇０号機１件、１号機１件（
・ ２号機９ サージタンクのオーバーフロー漏洩＇原子炉建屋内（０件・ ３号機９ タービン建屋内での漏洩・ 変圧器からの油漏洩０件
・ 地震による主排気塔耐震工事でのタワークレーン運転者の死亡事故
・ サイトバンカー・スロッシングによる水漏れ０件
・ ３号機９ 換気空調系主排気ダクトの支持脚溶接部ダクト母線のヒビ割れ

・ アクセス道路は異常なし

女川・ ０号機９ 重油タンク倒壊＇津波（、常用メタクラの火災等＇法令事故報告３件（
・ その他、主要設備への軽微な被害９ 61件
・ 原子炉の安全性に影響を及ぼさない、主要設備以外での軽微な被害４５４
件９ 使用済燃料プールへの異物落下や放尃性雑固体廃棄物のドラム缶転
倒等・ 大域的にはアクセス道路が２本あるが、ボトルネックとなる０箇所があり、そこでガケ崩れが発生
・ 発電所内の重機にて４日間かけて復旧
・ ３日間は食料不足の為、ヘリで空輸＇事
業者調べ（

東海第二

・ DGSW＇2C)の自動停止、０１４V蓄電池室における溢水＇法令事故報告2件（
・ 139件の軽微な被害＇使用済燃料プールのスロッシング等（

・ アクセス道路は異常なし

91
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第一以外の原発…電源喪失…

電源喪失の比較 － 外部電源が地震に弱い。福島第二、女川の各１回線を残し、全て喪失。外部または非常用電源の１つでも残ったか否かが、その後の事故展開において福島第一とそれ以外の際立った違いを生んだ● 外部電源が弱い・ 第一のみならず、他の原発も殆ど喪失している● 非常用発電機の有無が、大きな違いを生んだ・ 第一は、外部電源と非常用電源の５号機の０台を除いて全て同時喪
失し、炉心の冷却機能を喪失
・ 他の原発は、外部．非常用電源のいずれか０つが残った為、冷温停止に移行できた● 特に第一の非常用ＤＧが弱い
・ 第一の０～３号機の非常用ＤＧは
海側＇ＴＢ建屋（にあり、かつ、その冷却系が屋外の海沿いに設置されていた・ その為、津波によって全て機能喪
失した

屋内＇一部屋外（電源車＇津波・爆発等の影
響で接続できず（

電源喪失の状況等を鑑みると、他の原発も決して万全だった訳ではなく、むしろ、福島第一と同様の過酷事故の92
リスクを抱えていたと言える
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第一以外の原発…女川…送電系統…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

女川の送電系統の被害 － 強い地震動による開閉所および変電所の系統事故により、外部電源５回線のうち４回線が停止した。敷地内においても、起動変圧器が故障
変電所からの送電＝＞ ５回線中４回線が地震で停止● 強い地震動によって、石巻変電所、女川変
電所、宮城中央開閉所にて系統事故が発生＇＝東北電力管内の送電事故に伴う系統保護回路の事故（● 塚浜線５５ｋＶ０系統９ 停止● 牡鹿幹線275ｋＶ０系統＇１回線（９ 全停止● 松島幹線１６４ｋＶ０系統＇１回線（９ ０号が停止。１号が生き残った△
女川敷地内の受電設備＝＞ １号機起動変圧器が故障● 原発敷地内の受電設備９ ０号機起動変圧器がトリップし、受電不可に＇＝地震による常用系メタクラでの短絡地絡の影響によるもの（● ２月０１日に同変圧器が復旧。外部常用電源＇１６４ｋＶ０（への切替え実施し、通常の電源
系統に復帰

93
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女川０号機…クロノロジー

東北／女川１号機クロノロジー＇地震発生前：定格熱出力一定運転（発生した事象原子
炉の停
止

3/11 14:46

DG

非災 地
常発 震
用生 に
・外 よ
り
起部 電
動電 源
源盤
喪火
失

＇Ｍ9.0 観測史上３番目（● 14９46 鉛直方向地震加速度大により原子炉自動停止
14:47 全制御棒全挿入確認、主タービン自動停止、原子炉水位低(L-3)
非常用DG(A),(B)自動起動＇無負荷運転状態（
FPCポンプ(A)自動停止
循環水ポンプ(B)、復水ポンプ(B)、原子炉給水ポンプ(A)自動停止
14:55 起動用変圧器故障停止(過電流継電器動作による)非常用DG(A),(B)負荷運転開始
循環水ポンプ(A)、復水ポンプ(C)、原子炉給水ポンプ(B)、タービン補機
冷却海水ポンプ(A,C)自動停止＇電源喪失（● 14９57 火報発報
14:59 RCIC手動起動
15:00～01 RHRポンプ(A),(C)手動起動 → 圧力抑制プール冷却運転開始
15:02 MSIV手動全閉＇復水器使用不可のため（● 15９05 原子炉未臨界確認
15:05～12 RHRポンプ(B),(D)手動起動 → 圧力抑制プール冷却運転開始
15:29

･

子非 原
炉常 子
冷用 炉
温低 減
状圧 圧
態系 水
へ ポ位
のン
移プ 確
行 に 保 3/12
よ操
る作
原後

地震の発生(震度６弱)

その意味合い
●地震によって外部電源が喪失し、DGによる負荷運転開始

・・

地震後の原子炉の挙動＇スクラム（は設計通りであり、大きな問題はなかった
常用系電源の喪失により給復水系ポンプが全台停止となったが、マニュアル通りRCICを手動起動することにより原子炉への給水は確保された。
非常用DGの自動起動は、地震により所内電源切替が発生しその際低電圧を検知したことにより起動。
火報発報は、地震により常用系電源盤内の構造物が損傷して短絡・地絡が発生し、これによるアーク放電による発煙と推定。
常用系電源盤の火災の影響により、外部電源を受電していた起動用変圧器の過電流継電器が動作して当該変圧器がトリップ。これにより非常用ＤＧが正常に動作し、非常用電源は確保された。
原子炉の圧力制御については復水ポンプ停止により復水器が使用不可となったため、設計通
りMSIVを全閉としSRVによる減圧操作を実施。
FPCポンプ(A)自動停止の原因については、地震の揺れに伴う「スキマサージタンクレベル低低」用レベルスイッチの動作、若しくは揺れによる使用済燃料プール水位の一時的な低下によりポンプの吸い込み圧力の低下により発生したものと推定。

・
・
・

・
・

津波の襲来
＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（＇津波高さ ０２ｍ（

・冷却用海水系ポンプには異常なし

17:10頃 SRVによる原子炉減圧操作開始
18:29 RCICポンプ自動停止＇原子炉水位高(L-8)（
19９30頃 FPCポンプA手動起動＇燃料プール冷却（
20:20 CRDポンプA手動起動＇原子炉への給水（
21:56 RHRポンプA手動停止＇原子炉停止時冷却系(SHC)準備のため（
23:46 RHRポンプA手動起動＇SHCモード（
0：58 原子炉が冷温停止状態に移行●

主蒸気逃し弁による原子炉減圧操作

・
・
・
・

原子炉内の減圧のためSRVを開とし、炉内の蒸気を圧力抑制プールに排出。
RCICポンプ停止後、CRDポンプによる原子炉への給水を実施。
原子炉の冷却操作については、RHR系によりマニュアル通りに実施され、問題はなかった。
FPCポンプ(A)については、地震による停止後設備の点検を行い異常のないことが確認されたことから再起動し、使用済燃料プールの冷却を実施。停止期間中、プールの水温については有意な上昇は見られなかった。

●

原子炉の冷温停止状態への移行

・

RHR系の操作により、原子炉が冷温停止状態へ移行。

94
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女川2号機…クロノロジー

東北／女川２号機クロノロジー ＇地震発生前：第11回定期検査中で地震発生直前に起動（発生した事象
3/11

14:00 制御棒引き抜き開始●

地震発生時は原子炉起動途中であり、原子炉は冷温状態

14:46

・
・

地震後の原子炉の挙動＇スクラム（は設計通りであり、大きな問題はなかった
地震発生時の原子炉の状態は未臨界かつ水温０／／℃未満であったことより、モードスイッチの操作にて冷温停止状態となった。
地震の揺れの影響で発電機界磁喪失信号が発信したことにより、非常用DG(A),(B),(H)が自動起動し、無負荷運転にて待機状態となった。
FPCポンプ自動停止の原因については、地震の揺れに伴う「スキマサージタンクレベル低低」用
レベルスイッチの動作、若しくは揺れによる使用済燃料プール水位の一時的な低下によりポン
プの吸い込み圧力の低下によるものと考えられる。

地震の発生(震度６弱)＇Ｍ9.0 観測史上３番目（

原
子
炉
の
停
止

● 14９46 水平方向地震加速度大により原子炉自動停止
14:47 全制御棒全挿入確認
非常用DG(A),(B),(H)自動起動
FPCポンプ(B)自動停止
14:49 原子炉モードスイッチ「起動」→「停止」＇原子炉冷温停止状態（

統海津
停水波
止系の
、 ポ影
ン響
2 プで
台が冷
停2 却
止系用

15:29

津波の襲来
＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（＇津波高さ ０２ｍ（

DG

15:34 RCWポンプ(B),(D)自動停止＇ポンプ浸水による（15:35 非常用DG(B)自動停止＇RCWポンプ停止による（
15:41 HPCWポンプ自動停止＇ポンプ浸水による（15:35 非常用DG(H)自動停止＇HPCWポンプ停止による（20:29 FPCポンプ(A)手動起動＇燃料プール冷却（
3/12

4:49 原子炉スクラムリセット
12:12 RHRポンプ(A)手動起動＇SHCモード（⇒冷温停止維持・・●

津波による浸水により、B系のRCWポンプが停止

・

津波により海水が海水ポンプ室の循環水ポンプ自動停止用水位計貫通部から流入し、地下トレンチを通じて原子炉建屋内に浸水したことによりRCW(B,D)ポンプ及びHPCWポンプが機能喪失となった。これらのポンプ停止により冷却水が喪失したことから非常用DG(B)及び(H)についても自動停止した。
RCW(A)系については健全であったため非常用DG(A)についても継続して運転しており、原子炉の冷却機能については影響はなかった。また、FPCポンプ(A)の起動による使用済燃料プー
ルの冷却機能についても問題はなかった。

・

DG

の プ１
冷・ 系
温 統
停に の
止よ海
をり水
維 原系
持 子ポ
炉ン

その意味合い95
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女川3号機…クロノロジー

東北／女川３号機クロノロジー＇地震発生前：定格熱出力一定運転（発生した事象原子
炉の停
止

3/11 14:46●

地震により原子炉自動停止● 14９46 鉛直方向地震加速度大により原子炉自動停止
14:47 全制御棒全挿入、主タービン自動停止、 FPCポンプ(B)自動停止● 14９57 原子炉未臨界確認・・・

15:22 タービン補機冷却海水系(TSW)ポンプ(A,C)自動停止＇ポンプ浸水（
15:23 循環水ポンプ(A,B)自動停止
FPCポンプ(A)手動起動
15:25 MD-RFP(A,B)、HPCP(A,B)手動停止＇TSW全停による（
15:26 MSIV手動閉操作＇復水器使用不可による（
RCIC手動起動＇原子炉への給水（
15:28 RSWポンプ(D)手動起動 → 圧力抑制プール冷却運転

地震後の原子炉の挙動＇スクラム（は設計通りであり、大きな問題はなかった。
常用電源については常時確保されており、また非常用DGについても全て健全であった。
FPCポンプ自動停止の原因については、地震の揺れに伴う「スキマサージタンクレベル低低」用
レベルスイッチの動作、若しくは揺れによる使用済燃料プール水位の一時的な低下によりポン
プの吸い込み圧力の低下によるものと考えられる。

●

津波襲来によりタービン冷却用海水系ポンプ浸水のため、RCICによる原子炉給水・

津波の影響により海水ポンプ室水位極低信号が発信され循環水ポンプが停止、さらに熱交換器建屋の海水ポンプ室への海水流入によりTSWポンプが停止した。
このため、冷却水の供給がなくなったことからRCICを手動起動して原子炉への給水を継続した。

＇Ｍ9.0 観測史上３番目（

RCIC

る 冷津
冷 却波
却 不に
開 能よ
始、 り
タ
ー
ポビ
ンン
プ系
にで
よの

停原
止子
状炉
態減
へ 圧
の操
移作
行に
よ
る
冷
温

地震の発生(震度６弱)

その意味合い

津波の襲来
15:29

＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（＇津波高さ ０２ｍ（

15:30 RCWポンプ(B)手動起動 → 圧力抑制プール冷却運転
RHR(B)手動起動 → 圧力抑制プール冷却運転
15:36 復水器真空破壊＇復水器使用不可のため（
15:43 RSWポンプ(C)手動起動 → 圧力抑制プール冷却運転
15:44 RHR(A)手動起動 → 圧力抑制プール冷却運転
15:45 RCWポンプ(A)手動起動 → 圧力抑制プール冷却運転

・●・

主蒸気逃し弁による原子炉減圧操作
循環水ポンプ停止により復水器が使用不可となったため、マニュアル通りMSIVを全閉としSRVによる減圧操作を実施した。

・・

RCICポンプ停止後、復水補給水系(MUWC)を用いて原子炉への給水を実施。
残留熱除去系(RHR)を手動にて起動し、SHCモードにより原子炉の冷却操作を開始。

●

原子炉の冷温停止状態への移行

・

RHR系の操作により、原子炉が冷温停止状態へ移行。

16:40頃 SRVによる原子炉減圧操作開始
16:40 RCICポンプ停止＇原子炉水位高(L-8)（
16９57 RCIC手動起動＇原子炉への給水（
21:44 RHRポンプA手動停止＇SHC準備(ﾌﾗｯｼﾝｸﾞ)のため（
21:45 RCIC手動停止
21:54 MUWCによる原子炉注水
23:51 RHRポンプA手動起動＇SHCモード（
3/12

1：17 原子炉が冷温停止状態に移行

96
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第一以外の原発…東海第二…送電系統…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

東海第二の送電系統の被害 － 強い地震動による那珂変電所、茨城変電所の停止により、全回線の送電が停止した。敷地内においても、変圧器から絶縁油漏れが発生変電所からの送電＝＞ 地震で全て停止● 強い地震動で那珂変電所、茨城変電所が停止し、全回線の送電が停止

敷地内の受電設備＝＞ 主・起動変圧器から絶縁油漏れ● 受電設備のうち、主変圧器、起動用変圧器
から絶縁油漏れが発生● ２月０２日９ 外部予備電源０４３ｋＶ０系統０回
線が復旧● ２月０７日９ 外部常用電源＇１６４ｋＶ０系統０回線（への切替えがなされ、通常の電源系統に復帰

97
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東海第二…クロノロジー

原電／東海第二クロノロジー＇地震発生前：定格熱出力一定運転（発生した事象3/11 14:46

停原
止子
炉
の

地震の発生

●

地震によって、全外部電源が喪失した。

＇Ｍ9.0 観測史上３番目。震度５弱（

・・

地震後の原子炉の挙動＇スクラム（は設計通りであり、大きな問題はなかった
原子炉スクラムによる非常用DGの自動起動は設計通りであり、これにより非常用電源は確保された。

●

津波による浸水により、非常用DGが０系統停止

・

2007年3月のスマトラ沖地震による津波評価を受けて、想定津波高さを約０ｍ引き上げたことにより、非常用DG冷却用海水ポンプ防護用の新設堰の高さを３－８０ｍから５－００mに引き上げた。
津波は、新設の堰の高さには至らなかったが、補強工事のため掘削中であった地中ケーブルト
レイより堰内側に浸水し、海水ポンプピットへと流入した。ピット内は水深約１ｍ程度まで浸水したが、高さの低い非常用DG冷却用海水ポンプ2Cが全水没し、停止した。
このため、非常用DG2Cを手動にて停止した。一方、非常用DG2D及びHPCS系DGについては
継続して運転していたが、この時非常用DG冷却用海水ポンプ２台が全て水没して停止した場
合は、全電源喪失に至った恐れがあった。
浸水した地下ケーブルピットは、新設の堰下を貫通しているが、通常は密閉されており今回の津波の高さであれば、通常は堰内側に浸水することはなかった。

● 14９48 タービントリップ(振動大)により原子炉自動停止● 全外部電源の喪失 → 非常用ディーゼル発電機＇ＤＧ（の自動起動→ 非常用電源確保
RCＩＣ、HPCS自動起動 → RCIC、HPCSトリップ＇水位高（15:01 RHRポンプA起動 → 圧力抑制プール冷却運転開始

１津
系波
統に
喪よ
失る
非
常
用
電
源

その意味合い● 15９10 原子炉未臨界確認
15９32頃
津波の襲来

・＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（＇津波高さ ２ｍ（

15:36 RCICによる水位調整を開始
16:40 RHRポンプB起動 → 圧力抑制プール冷却運転開始● 19９01 非常用DG用海水ポンプ2C自動停止
19:21 RHRポンプA、RHRSポンプA,C停止
19:25 非常用DG2C停止 → 非常用電源母線2C停電

・・

21:52 SRVによる原子炉減圧操作開始

停 原 3/12 13:11 RCICポンプ手動停止 → HPCSによる原子炉水位調整に移行
止子
状 炉 3/13 ● 19９37 予備の外部電源復旧 → 非常用母線2C受電復旧
態減へ 圧の 操 3/14 3:50 RHRポンプA起動 → 圧力抑制プール冷却運転開始
移作
23:43 RHRポンプA起動 → 停止時冷却モードで原子炉冷却運転開始
行に【炉水温度９００６℃】
よ
る
冷
温
3/15

電 常 3/17
源用
の外
復部
旧

0：40
原子炉が冷温停止状態に移行● 0９40
原子炉が冷温停止状態に移行【炉水温度９８８－７℃ 原子炉圧力９大気圧】
2:26 RHRポンプB停止→ 圧力抑制プール冷却運転停止
2:49 非常用DG2D停止
4:09 HPCSポンプ停止
4:19 HPCS系DG停止●

主蒸気逃し弁による原子炉減圧操作

・・・

原子炉内の減圧のため主蒸気逃し弁を開とし、炉内の蒸気を圧力抑制プールに排出。
RCICポンプを手動にて停止し、HPCSによる原子炉水位調整に移行した。
その後、予備の外部電源が復旧したため、DG停止により喪失していた非常用母線2Cが受電を開始した。
非常用母線2Cの受電により、残留熱除去系(RHR)を手動にて起動し、原子炉水の冷却操作を
開始した。

・

●

原子炉の冷温停止状態への移行

・

RHR系の復旧により、短時間で原子炉の冷温停止状態への移行が可能。

● 15９47 常用の外部電源復旧 → 予備から常用への電源切替

98
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第一以外の原発…女川・東通・東海第二…電源盤系統…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

外部電源以外の電源系統の被害状況 － 福島第二同様、浸水被害の小さい女川・東通・東海第二では、非常用ＤＧ・電源盤・直流電源等の喪失は、第一と比べて軽微。これが命綱に
津波後の電源設備及び海水系の健全性

電源盤
ＤＧ１Ａ
ＤＧ1Ｂ

非
常
用
Ｄ
Ｇ

非 Ｍ／Ｃ６－１Ｃ
常 Ｍ／Ｃ６－１Ｄ用
Ｍ／Ｃ６－１Ａ
Ｍ／Ｃ６－１Ｂ

Ｍ
Ｍ／Ｃ６－１Ｓ／
Ｃ 常 Ｍ／Ｃ６－1Ｅ
用

直
流
電
源
A
/
B

海
水
系

東北電力 女川
2号機
3号機
電源盤
使用可否
電源盤
使用可否
ＤＧ２Ａ
○(無負荷待機（
ＤＧ３Ａ
○(待機（
ＤＧ２Ｂ
×海水系ポンプ停止 ＤＧ３Ｂ
○(待機（
ＤＧ２Ｈ
×海水系ポンプ停止 ＤＧ３Ｈ○(待機（
Ｍ／Ｃ６－2Ｃ
Ｍ／Ｃ６－3Ｃ○○○
Ｍ／Ｃ６－2Ｄ
Ｍ／Ｃ６－3Ｄ○○○
Ｍ／Ｃ６－2H
Ｍ／Ｃ６－3H○○
Ｍ／Ｃ６－3Ａ
×地震による焼損発生 Ｍ／Ｃ６－2Ａ○○
Ｍ／Ｃ６－2Ｂ
Ｍ／Ｃ６－3Ｂ
×○○
Ｍ／Ｃ６－２SA-1 ○Ｍ／Ｃ６－3SA-1 ○×
Ｍ／Ｃ６－２SB-1 ○Ｍ／Ｃ６－3SB-1 ○×
Ｍ／Ｃ６－3SA-2 ○Ｍ／Ｃ６－3SB-2 ○

1号機
使用可否
○
○

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤1Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主
母線盤1Ｂ○

Ａ ＲＨＲＳ ＡＢ ＲＨＲＳ Ｂ

○
○

１
２
５
Ｖ
Ｄ
Ｃ

○

ＤＣ１２５Ｖ主母
線盤2Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主母
線盤2Ｂ

○

ＲＳＷ Ａ
ＲＳＷ Ｂ
ＨＰＳＷ

○
ＲＳＷ Ａ
×ＲＣＷ/ＲＳＷ浸水 ＲＳＷ Ｂ
×ＨＰＣＷ浸水
ＨＰＳＷ○

ＤＣ１２５Ｖ主母
線盤3Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主母
線盤3Ｂ

東海第二
電源盤
ＤＧ２C
ＤＧ２D
ＤＧ２Ｈ
Ｍ／Ｃ－2Ｃ
Ｍ／Ｃ－2Ｄ
Ｍ／Ｃ－HPCS
Ｍ／Ｃ－2Ａ-1
Ｍ／Ｃ－2Ａ-2

使用可否×海水ポンプ停止(DGS)
○
○
×
○
○
×
×

Ｍ／Ｃ－2Ｂ-2

××

Ｍ／Ｃ－2E

×○○ＤＣ１２５Ｖ主母
線盤2Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主母
線盤2Ｂ

○
○
○

RHRS ARHRS B
HPCSDGS×○○○

Ｍ／Ｃ－2Ｂ-1○

99

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第一以外の原発…女川・東通・東海第二…冷却機能…

冷却機能の喪失 ― 福島第一と比べて、交流電源、直流電源、海水冷却系が部分的にでも機能した他の原発においては、炉心注水、冷却機能が正常作動した●直流電源の喪失が致命傷

福島第一

福島第二

女川

東海第二

＇福島第二、女川
東海第二の状況（・ 福島第一では、直流電源が水没または枯渇したため、炉心への注水が機能不全に・ その結果、それ以降のＡＭ＇高圧冷却、減圧、低圧冷却等（の工程への移行が不能に・ 直流バッテリーが水没せず交流が生きている
場合は、交流からバッテリーへの充電が可能●津波による海側＇海水冷却系（の損壊・ 結果的には使えなかったが、福島第一では、全ての交流電源喪失となったが、２，３号機は直流電源の一部確保によ 原子炉隔離時冷却系＇ＲＣＩＣ（や高圧スプレイ系
りＲＣＩＣ等による高圧冷 等が作動し、この間に低圧系のライン構成が完 炉心等への注水系
炉心への注水却継続。しかしバッテ 了できたことにより原子炉の水位等を確保でき が機能した。
リーの枯渇により停止。 た。
この間低圧系のライン構
成も間に合わず。
全ての交流電源停止及び津波により補機冷却
海水系の貯留水で残留熱除去系＇ＲＨＲ（＇一部（が動作し、崩壊熱
崩壊熱の除去 系が停止したため、原子の冷却が機能しを海に放出し、炉心等を冷却できた。
炉で発生した熱を海に放た。
出できなかった。

海側の津波被害が甚大であり、海水ポンプの送水機能、非常用ポンプの冷却機能も喪
失していた

冷却水源

淡水タンク＇所内（＋海水淡水タンク＇所内（等

所内の貯留水での冷却が可能であった。

・ 他の原発では、これらの被害が軽微であった

水補給のため ポンプ車、仮設ホース 交流電源及び炉心等冷却機能が生き残ったため、水補給用のポン配備した資機材 ＇接続までに時間を要した（ プ等が必要にならなかった。
100
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第一以外の原発…冷温停止…

冷温停止の経過 － 他の原発では、交流電源＇外部or非常用ＤＧ（、直流電源、海水系冷却機能が生きていた為、炉心スクラム後、冷温停止が可能に。福島第一は、これら全てをほぼ同時喪失した
型式

福島第二
０号機
マーク１
(BWR-5)

福島第二
2号機
マーク１改良型(BWR-5)

福島第二
3号機
マーク１改良型(BWR-5)

福島第二
4号機
マーク１改良型(BWR-5)

女川
０号機
マーク1
(BWR-4)女川
2号機
マーク０改良型(BWR-5)
定期検査中だが、地震
直前に起動

女川
3号機
マーク０改良型(BWR-5)

東海第二
2号機
マーク１
(BWR-5)

稼働中

稼働中○＇1/5回線（○＇１系統（○＇1/3台（○＇1/3系統（○＇1/5回線（○＇１系統（○＇3/3台（○＇3/3系統（○＇2系統（○＇2/3機（○＇2/3系統（

稼働中

稼働中

稼働中

稼働中

稼働中

外部交流電源直流電源＇A),＇B)
非常用ＤＧ
海水系

○＇1/4回線（○＇１系統（○＇1/4回線（○＇１系統（××××○＇1/4回線（○＇１系統（○＇2/3台（○＇2/２系統（○＇1/4回線（○＇１系統（○＇1/3台（○＇１／３系統（○＇1/5回線（○＇１系統（○＇2/2台（○＇2/2系統（

3月11日

地震発生 (14:46)

地震発生(14:46)

地震発生 (14:46)

地震発生 (14:46)

地震発生 (14:46)

地震発生 (14:46)

地震発生 (14:46)

地震発生 (14:46)

スクラム

スクラム

スクラム

スクラム

スクラム

スクラム＇冷温停止（

スクラム

スクラム

×

火災発生＇常用系電源盤のアーク放電 14:57（

ＲＣＩＣ手動起動(15:26)
ＲＣＩＣ手動起動(14:59)
津波襲来 (第一波９15:22)

津波襲来 (第一波９15:22)

津波襲来 (第一波９15:22)

津波襲来 (第一波９15:22)

津波襲来 (15:29頃
潮位計最高水位)ＲＣＩＣ起動＇15:36（

炉減圧＇ＳＲＶ操作 15:41)

炉減圧＇ＳＲＶ操作 15:46)

炉減圧＇ＳＲＶ操作 15:46)

炉減圧＇ＳＲＶ操作 17:10)

炉減圧＇ＳＲＶ操作 15:55)

ＲＣＩＣ起動＇15:43（

ＲＣＩＣ起動＇16:06（

ＲＣＩＣ起動＇15:54（

RCIC自動停止(18:29)

D/W冷却系起動(17:53)

D/W冷却系起動(20:02)

D/W冷却系起動(20:12)

D/W冷却系起動(19:14)

燃料プール冷却(FPCポンプ
手動起動 19:30)

津波襲来 (15:29頃
潮位計最高水位)

津波襲来 (15:29頃
潮位計最高水位)

津波襲来 (第一波９15:32頃)

ＲＣＩＣ手動起動(15:36)
炉減圧＇ＳＲＶ操作 16:40頃)
燃料プール冷却(FPCポンプ
手動起動 20９29)

炉減圧＇ＳＲＶ操作 21:52)

RCIC手動停止(21:45)

注水開始＇MUWC系 22:53)

原子炉注水開始(CRDポンプ
手動起動 20:20)

原子炉注水開始(MUWC
21:54)RCIC手動停止(23:11)

RHRポンプ手動起動＇ＳＨＣ
モード 23:46)

RHRポンプ起動＇ＳＨＣ
モード 23:51)

3月12日

3月13日

注水開始＇MUWC系 0:00)

RHR手動起動＇ＳＨＣ冷却
モード 2:39)

RCIC自動停止(0:16)
注水開始(MUWC 0:16)

原子炉急速減圧開始(3:50)

RHR S/Cスプレイモード開始(2:41)

S/C冷却＇FCSラインから
MUWC 7:23)

RHRポンプ手動起動＇ＳＨＣモード 12:12)
冷温停止の維持(12:12～)

注水開始＇MUWC系 4:50)

RCIC手動停止(4:58)

RCIC手動停止(4:53)

RHR手動起動＇ＳＨＣ
モード開始 9:37)

S/Cスプレイ＇MUWC系 7:35)

S/C冷却＇FCSラインから
MUWC 6:20)

S/C冷却＇FCSラインから
MUWP 6:30)

PCV耐圧ベントライン構成完了(12:13)

原子炉注水＇HPCSへ切替
11:17)

S/C冷却停止＇MUWC 7:45)

S/C冷却停止＇MUWP 7:52)

冷温停止(12:15)

PCV耐圧ベントライン構成完了(11:52)

PCV耐圧ベントライン構成完了(18:30)

PCV耐圧ベントライン構成完了(10:58)

冷温停止(0:58)

原子炉スクラム・リセット (4:49)

冷温停止(1:17)

RCIC手動停止(13:11)
HPCSへ移行

原子炉注水停止＇HPCS
13:48)

RHRS,RHRCポンプ起動＇仮
設ケーブル受電 20:17．
21:03)

予備外部電源の復旧(19:37)

3月14日
非常用補機冷却系起動＇EECW。電源車より受電
1:44)

非常用補機冷却系起動＇EECW。仮設電源より受電
3:20)

原子炉への注水開始＇RHR LPCIモード
10:05)

原子炉への注水開始＇RHR LPCIモード 10:４
８)

RHRポンプ起動＇S/Cプール
冷却開始 3:50)

EECW手動起動＇電源車から受電 11:00)

原子炉への注水開始＇RHR LPCIモード
18:58)

使用済み燃料プール注水開始(FPMUW系 16:30)

冷温停止(17:00)

RHR S/Cスプレイモード開始(16:02)

冷温停止(18:00)
RHRポンプ起動＇停止
時冷却モード 23:43)

3月15日
冷温停止(7:15)

101

冷温停止(0:40)

3月16日
3月17日
3月18日

常用外部電源への切替開始＇15:47)

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機能別の実態と課題
・ 電源喪失・ 高圧冷却機能・ ベント機能・ 低圧冷却機能・ 水素爆発102
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福島第一の教訓…設計思想…電源喪失…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

全ての直流、交流電源の長時間喪失 － 設計思想は、ステーション・ブラックアウトが発生しても、直流電源は最低８時間は枯渇せず、短い期間での交流電源復旧を想定していた
福島第一
０号機

福島第一
１号機

外部交流
電源

非常用
発電機

直流電源

福島第一
２号機

福島第二
０～３号機

女川
０～２号機

東海第二

×

△

△

×

全５回線が地震で喪失

０．３回線のみ
健全

０．４回線のみ
健全

全１回線が
地震で喪失

○
・ ０、２号機は全て健全
・ １号機は０．２台
が健全○
・ １．２台が健全

○
５．５機が
健全

○
１．１機が
健全

△

△

津波によって全て喪失

０．４台のみ健全＇融通（・ ０、１号機は全滅
・ ２号機は１．２台、4号機が０．２台
健全

○
３．３機が
健全

○
７．７機が
健全

○
海水系ポンプの復旧に使用

○一部電源車を使用

○
１．１機が
健全

津波によって全て喪失

・

外部電源
の復旧

×
津波によっ
て全喪失

×
・

福島第一
４・５号機

×

×

電源車

福島第一
３号機

１号機９ 唯一あった電源車の接続を試みたが、０号機爆発で損壊し、接続できず
０＋２＋３号機９ 使用可能電源盤調査、使用可能電源盤とのケーブル敷設に時間を要したため対応が遅延

××

水素爆発までに復旧せず

冷温停止までに復旧せず設計の想定以上の長期電源喪失が発生，
外部電源または非常用発電機が健全だった為、必要としなかった，
当初から最低０系統の外部電源が生きていた○
２月０２日０８９２６に０４３ｋＶ系予備が復旧

103
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福島第一の教訓…設計思想…冷却機能…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

全冷却システム喪失で極めて短時間で炉心溶融 － 全電源喪失により全冷却機能を喪失した福島第一１号機では、津波発生から２～３時間で炉心損傷開始と推定される
冷却機能の喪失と炉心溶融の有無
第一
０号機

第一
１号機

第一
２号機

第一
３号機

福島第一０号機 冷却系喪失の全体像

第一
４・５号機

福島
第二

女川

東海
第二

×０・１号機

×１号機

電源被水等
で機能喪失

関連機器
被水で機
能喪失
○1.3号機DD消火ポンプ

復水移送ポンプ

消防車より

HPCI/
HPCS

×

×

－

機能喪失

直流電源
枯渇後

冷温停止中

○２・３号機

○
ろ過水
タンク

海

高
圧
冷
却
系

IC/
RCIC

○

×

×

－

動作後、機能喪失

直流電源
枯渇後

冷温停止中

＇１号機は２日後（

駆動エアー
D/Wベント電磁弁

×４号機

電源喪失による

○５号機

×

×４号機

電源喪失による

○５号機

CRD系

圧力容器
主蒸気逃し安全弁(SRV)

×

SLC系

○

復水貯蔵
タンク

代替注水

格納容器

○

○
格納容器ベ
ント

○

駆動エアー

手動ハンドル×女川０号機
○女川１・２・東海第二

MO(
MO(A
DC)
C)
MO(
MO(
DC)
AC)

AO

電磁弁
MO
(AC)

排気筒

圧力抑制室(S/C)

AO

ラプチャーディスク

低
圧
代
替
冷
却
系

海低
水圧
ポ冷
ン 却
プ系

×

FP

ＦＰポンプ不作動

×

×４号機

電源喪失

○５号機

○

，
＇未確認（

S/Cベント

放水口へ

CCSW/RS
W/RHRS等

炉心損傷の開
始＇解析（

○

×

MUWC/
MUWP

△

×
津波による海水系電源・モータの浸水

3/14
19:46

3/13
8:46

水素爆発＇または損傷（

○

△

○

取水口より
海

電源融通

電源・モータ浸水

3/11
18:46

○

ＲＨＲ系一部
機能維持、
その後復旧

停止中
４号機は水素爆発

２号機以外全滅＇電源・モータ喪失（

一部浸水

稼働中 ＝＞ 冷温停止へ＇２号機からの逆流（冷却機能が停止し、燃料棒の露出から数時間で炉心損傷へ

ＳＨＣポンプ

補助海水ポンプ

炉心スプレイポンプ(CS)ＩＣ

ＨＰＣＩ● 第一１号機では、全ての冷却機能が同時喪失した。
● 炉心への注水は、１台の消防車で行わざるを得な
かった
104
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福島第一の教訓…電源の重要性…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

地震と津波で被害を受けても、非常用電源系統が１つでも確保出来ていれば、冷温停止に至った － 福島第一５・６号機、東海第二、福島第二など
いずれも、外部電源が＇ほぼ（全喪失したが、非常用発電機が１台＇または２台（生き残った事により、冷温停止に成功した。電源確保は、注水系・冷却系につなぐまでの時間確保となった ＇注９ フロントライン＇ＲＨＲポンプ（が健全である事が条件（
福島第一
０号機

福島第一
１号機

外部交流
電源

非常用
発電機

直流電源
＇Ａ系、Ｂ系（

高圧冷却系＇IC/
RCIC等（
低圧代替冷
却系＇MUWC/MU
WP等（
低圧冷却系
海水ポンプ
＇CCSW/RSW

福島第一
２号機

福島第一
３号機

福島第一
４・５号機

福島第二
０～３号機

女川
０～２号機

東海第二

×

△

△

×

全５回線が地震で喪失

０．３回線のみ
健全

０．４回線のみ
健全

全１回線が
地震で喪失

×

△

△

津波によって全て喪失

０．４台のみ健全＇融通（・ ０、１号機は全滅
・ ２号機は１．２台が健
全・ ３号機は０．２台が
健全

○
３．３機が
健全

○
７．７機が
健全

○
１．１機が
健全

×
津波によって全て喪失

×
津波によっ
て全喪失

×

×

－

しばらく動作後、機能喪失

直流電源枯
渇後停止

冷温停止中

×
電源喪失による×
津波による海水系電源・モータの浸水○
電源融通

炉心損傷／水素爆発＇または損傷（○
１．２台が健全

○
５．５機が
健全

○
１．１機が
健全

○
０・１号機HPCS以外健全○
女川１号機HPCS以外健全○○△２号機以外全滅＇電源・モータ水没（/RHRS等（○
・ ０、２号機は全て健全
・ １号機は０．２台
が健全

○
一部浸水

○
一部浸水

105

冷温停止へ移行
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福島第一の教訓…電源の重要性…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential＇前ページの続き（ 冷温停止に至った経緯、水素爆発に至った経緯
型式

福島第一
０号機
マーク1
(BWR-3)

福島第一
１号機
マーク1
(BWR-4)

福島第一
２号機
マーク1
(BWR-4)

福島第一
4号機
マーク1
(BWR-4)

稼働中

稼働中

稼働中

停止中＇定期検査（

×
×
×
×

×
×
×
×

×
×
×

×
×
×
×

地震発生 (14:46)

地震発生 (14:46)

地震発生 (14:46)

地震発生 (14:46)

スクラム

スクラム

スクラム

外部交流電源直流電源＇A),＇B)
非常用ＤＧ
海水系
3月11日

○＇１系統（

福島第一
４号機
マーク1
(BWR-4)停止中＇定期検査。燃料装荷（

福島第一
6号機
マーク１
(BWR-5)停止中＇定期検査。燃料装荷（

福島第二
０号機
マーク１
(BWR-5)
稼働中

稼働中

稼働中

稼働中

稼働中

×

×

○＇１系統（○＇１系統（○＇０/3台（○＇1/4回線（○＇１系統（○＇1/4回線（○＇１系統（

×

×
×

×
×

○＇1/4回線（○＇１系統（○＇2/3台（○＇2/２系統（○＇1/4回線（○＇１系統（○＇1/3台（○＇１／３系統（○＇1/5回線（○＇１系統（○＇2/2台（○＇2/2系統（

地震発生 (14:46)

地震発生 (14:46)

地震発生(14:46)

地震発生 (14:46)

地震発生 (14:46)

スクラム

スクラム

スクラム

スクラム

×
×
地震発生 (14:46)

福島第二
2号機
マーク１改良型(BWR-5)

福島第二
3号機
マーク１改良型(BWR-5)

福島第二
4号機
マーク１改良型(BWR-5)

女川
０号機
マーク1
(BWR-4)女川
2号機
マーク０改良型(BWR-5)
定期検査中だが、地震
直前に起動

女川
3号機
マーク０改良型(BWR-5)

東海第二
2号機
マーク１
(BWR-5)

稼働中

稼働中○＇1/5回線（○＇１系統（○＇1/3台（○＇1/3系統（○＇1/5回線（○＇１系統（○＇3/3台（○＇3/3系統（○＇2系統（○＇2/3機（○＇2/3系統（

地震発生 (14:46)

地震発生 (14:46)

地震発生 (14:46)

地震発生 (14:46)

スクラム

スクラム＇冷温停止（

スクラム

スクラム

×

火災発生＇常用系電源盤のアーク放電 14:57（

ＩＣ起動(14:52)

ＲＣＩＣ起動＇14:50（/停止＇１５：２８（

ＲＣＩＣ起動＇15:05（/停止＇15：25（

ＲＣＩＣ手動起動(15:26)
ＲＣＩＣ手動起動(14:59)
津波襲来 (第一波９15:22)

津波襲来 (第一波９15:22)

津波襲来 (第一波９15:22)

津波襲来 (第一波９15:22)

津波襲来 (15:29頃
潮位計最高水位)ＲＣＩＣ起動＇15:36（

炉減圧＇ＳＲＶ操作 15:41)

炉減圧＇ＳＲＶ操作 15:46)

炉減圧＇ＳＲＶ操作 15:46)

炉減圧＇ＳＲＶ操作 17:10)

炉心損傷開始＇18:４６頃（解析

炉減圧＇ＳＲＶ操作 15:55)

ＲＣＩＣ起動＇15:43（

ＲＣＩＣ起動＇16:06（

ＲＣＩＣ起動＇15:54（

RCIC自動停止(18:29)

水素の大量発生・蓄積

D/W冷却系起動(17:53)

D/W冷却系起動(20:02)

D/W冷却系起動(20:12)

D/W冷却系起動(19:14)

燃料プール冷却(FPCポンプ
手動起動 19:30)

津波襲来

津波襲来

津波襲来

津波襲来

津波襲来

津波襲来

(第一波９15:27．第二波:15:35（)(第一波９15:27．第二波:15:35（)(第一波９15:27．第二波:15:35（)(第一波９15:27．第二波:15:35（)(第一波９15:27．第二波:15:35（)(第一波９15:27．第二波:15:35（)

ＲＣＩＣ起動＇15:39（

ＲＣＩＣ起動＇16:03（

津波襲来 (15:29頃
潮位計最高水位)

津波襲来 (15:29頃
潮位計最高水位)

津波襲来 (第一波９15:32頃)

ＲＣＩＣ手動起動(15:36)
炉減圧＇ＳＲＶ操作 16:40頃)
燃料プール冷却(FPCポンプ
手動起動 20９29)

炉減圧＇ＳＲＶ操作 21:52)

RCIC手動停止(21:45)

注水開始＇MUWC系 22:53)

原子炉注水開始(CRDポンプ
手動起動 20:20)

原子炉注水開始(MUWC
21:54)RCIC手動停止(23:11)

RHRポンプ手動起動＇ＳＨＣ
モード 23:46)

RHRポンプ起動＇ＳＨＣ
モード 23:51)

3月12日
D/W圧力上昇＇0.84MPaへ 2:30（

水素爆発＇15:36（

電源車損壊＇15:36（

RCIC停止＇11:36（

SRV自動開＇炉圧8MPaの維持 1:40頃（

HPCI起動＇12:35（

原子炉圧力容器の頂部弁を開＇6:06)

５号機ＤＧから電源供給開始＇直流充電 8:13（

４号機へ電源供給開始＇直流
充電 8:13（

3月13日

注水開始＇MUWC系 0:00)

RHR手動起動＇ＳＨＣ冷却
モード 2:39)

RCIC自動停止(0:16)
注水開始(MUWC 0:16)

原子炉急速減圧開始(3:50)

RHR S/Cスプレイモード開始(2:41)

S/C冷却＇FCSラインから
MUWC 7:23)

RHRポンプ手動起動＇ＳＨＣモード 12:12)
冷温停止の維持(12:12～)

注水開始＇MUWC系 4:50)

RCIC手動停止(4:58)

RCIC手動停止(4:53)

RHR手動起動＇ＳＨＣ
モード開始 9:37)

S/Cスプレイ＇MUWC系 7:35)

S/C冷却＇FCSラインから
MUWC 6:20)

S/C冷却＇FCSラインから
MUWP 6:30)

PCV耐圧ベントライン構成完了(12:13)

原子炉注水＇HPCSへ切替
11:17)

S/C冷却停止＇MUWC 7:45)

S/C冷却停止＇MUWP 7:52)

冷温停止(12:15)

PCV耐圧ベントライン構成完了(11:52)

PCV耐圧ベントライン構成完了(18:30)

PCV耐圧ベントライン構成完了(10:58)

冷温停止(0:58)

原子炉スクラム・リセット (4:49)

冷温停止(1:17)

RCIC手動停止(13:11)
HPCSへ移行

原子炉注水停止＇HPCS
13:48)

RHRS,RHRCポンプ起動＇仮
設ケーブル受電 20:17．
21:03)

HPCI停止＇2:42（
炉心の露出開始＇水位＝TAF到達 4:15（

炉心損傷開始＇８：４６頃（解析
水素の大量発生・蓄積

水素逆流＇３号機から（

原子炉減圧＇逃し安全弁
9:08頃（

消防車による淡水注入開始＇ほう酸入り。9:25（
ＳＣベントAO弁(大弁)開＇12:30)５号機ＤＧから電源供給開始＇ＭＵＷＣ系。18:29（

原子炉注水開始＇復水補給水系。13:20（

予備外部電源の復旧(19:37)

3月14日
消防車損壊＇11:01頃（ＳＣベントAO弁(小弁)開＇5:20)

炉減圧＇ＳＲＶ開 5:00（

原子炉冷却機能喪失判断(ＲＣＩＣ停止＇13:25頃（)

物揚場から逆先弁ピットへの海水補給開始＇9:20（

原子炉の注水開始＇ＭＵＷＣ 5:30（

炉減圧＇ＳＲＶ開 18:00頃（

自衛隊給水車着、逆先弁ピットから淡水補給(10:53)

燃料プールへの補給開始＇ＭＵＷＣ 9:27（

燃料棒全体の露出＇水位＝TAF-3700mm 18:22（

水素爆発＇11:01（

非常用補機冷却系起動＇EECW。電源車より受電
1:44)

非常用補機冷却系起動＇EECW。仮設電源より受電
3:20)

RHRポンプ起動＇S/Cプール
冷却開始 3:50)

EECW手動起動＇電源車から受電 11:00)

原子炉への注水開始＇RHR LPCIモード
10:05)

炉心損傷開始＇19:46頃（解析使用済み燃料プール注水開始(FPMUW系 16:30)

水素の大量発生・蓄積

冷温停止(17:00)

原子炉への注水開始＇RHR LPCIモード 10:４
８)

RHR S/Cスプレイモード開始(16:02)

原子炉への注水開始＇RHR LPCIモード
18:58)
冷温停止(18:00)
RHRポンプ起動＇停止
時冷却モード 23:43)

消防車による海水
注水開始＇19:54（

3月15日
格納容器S/C圧力が０MPa(abs)指示＇6:00-6:10（

水素爆発＇6:12（冷温停止(7:15)

冷温停止(0:40)

3月16日
常用外部電源への切替開始＇15:47)

3月17日
3月18日
屋上の孔開け＇２ヶ所 13:30（

屋上の孔開け＇２ヶ所 17:00（

ＲＨＲ仮設海水ポンプ起動(非常系 1:55)

ＲＨＲ仮設海水ポンプ起動(非常系 21:26)

ＲＨＲ手動起動 (燃料プール
冷却 5:00頃)

ＲＨＲ手動起動 (燃料プール
冷却 22:14)

ＲＨＲポンプ起動(停止時冷却モード 12:25)

ＲＨＲポンプ起動(停止時冷却モード 18:48)

冷温停止(14:30)

冷温停止(19:27)

3月19日

3月20日

106
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福島第一の教訓…設置場所…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

水没した地下に重要機器があった － 非常用電源装置＇交流（、バッテリー＇直流（● 津波高さと敷地高さの差が大きい程被害が広がった ⇒ １F１～４：５．５ｍ，1F5/6：１．５ｍ，女川：０ｍ，東海２：-2.6ｍ● 津波遡上高より遥かに低い場所に設置した電源の喪失が致命傷となった
第一０号機

第一１号機

浸水の高さ

第一３号機

第一４・５号機

福島第二

女川

東海第二

O.P.約14.5m

O.P.約14.5m

O.P.約13m

H.P.6.3ｍ(T.P.= O.P.+0.727ｍ（(T.P.=O.P.+0.727ｍ（(T.P.=O.P.+0.74ｍ（＇T.P.= H.P.0.89m（

O.P.13m

O.P.12m

O.P.13.8m

H.P.8.9m

O.P.1.9m＇A)

5号機
O.P.4.9m＇A)/＇B)

O.P.0m(1～３号A/B/H（

O.P.0.5m(1号A/B)

O.P.10.2m＇B（＇空冷（

H.P.1.6ｍ＇A/B/H)

O.P. 約15.5m＇主要建屋設置エリア（(T.P. =

敷地の海抜
(主要建屋（
非常用発電機
の設置高さ

第一２号機

O.P.+0.727ｍ（

O.P.10m
O.P.4.9m＇A)
O.P.-２ｍ＇B)

O.P.1.9m＇A)
O.P.10.2m＇B（＇空冷（

O.P.1.9m＇A/B)

O.P.14ｍ

6号機(2/3号A/B/H（

O.P.5.8m＇A)/＇H)

13.2m＇B)

O.P.

＇空冷、生き残る（

直流主母線盤の設置高さ＇Ａ（＋＇Ｂ（系コントロールコントロール

建屋Ｂ０Ｆ

建屋B1F
O.P.1.9m

O.P.4.9m

タービン建屋
MB１F
O.P.6.5m

コントロール建屋B1F
O.P.1.9m

タービン建屋
MB1F
O.P.9.5m

コントロール建屋２

Ｆ＇０＋2号（
コントロール建屋１

Ｆ＇3,4号（
O.P.１.8m＇1/2号A/B（
O.P.1.22ｍ(3/4号
A/B（

非常用発電機の喪失？

直流電源の喪
失？
特記事頄

×

×

×

×

浸水により喪失

A系９浸水によりB系９電源盤浸水により喪失

浸水により喪失

A系９浸水によりB系９電源盤浸水に
より喪失

○

×

×
浸水により機能喪失
・O.P９小名浜港工事基準面
・Ｔ－Ｐ:東京湾平均海面

浸水により喪失

制御建屋Ｂ１Ｆ＇０号（
制御建屋Ｂ１Ｆ＇2号（
アウターB1F＇２号（
O.P.9.5m(1号A/B（
O.P.7ｍ(2号A/B（
O.P.5m＇3号A/B（

○

○

○

6号機９０台使用可

3号機で2台、4号機で1台使用可

1,3号機で全台、2号機で1台使
用可

複合建屋
１Ｆ
H.P.9.1m(バッテリー設置箇
所（

○
2台使用可

○
使用可能
・O.P９女川の基準面
・地震による地殻変動-０ｍ考慮
・H.P９日立港工事基準面

107

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福島第一の教訓…海水系冷却機能…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

海辺の主冷却用モーターとポンプが津波で機能喪失した － 福島第一は合計１３台の非常用発電機があったが、空冷式の１台を残し全て機能喪失。冷却設備が海側にある海水冷却式が特に弱い
各プラントの非常用発電機の機能喪失

1号機
電源盤

非 ＤＧ０ＡＤ
常 ＤＧ1Ｂ
Ｇ
用

福島第一
3号機
３号機

2号機

４号機

５号機

０号機

使用
電源盤
可否

使用
電源盤
可否

使用
電源盤
可否

使用
電源盤
可否

使用
電源盤
可否

使用
可否

× ＤＧ１Ａ× ＤＧ２Ａ× ＤＧ３Ａ× ＤＧ４Ａ＇※１（

× ＤＧ５Ａ×＇※2（

× ＤＧ１Ｂ＇空冷（ ×＇※０（ ＤＧ２Ｂ

× ＤＧ３Ｂ＇空冷（ ×＇※０（ ＤＧ４Ｂ＇※１（

福島第二
１号機
２号機

３号機

1号機

電源盤

使用
電源盤
可否

使用
電源盤
可否

使用
電源盤
可否

使用
可否

ＤＧ０Ａ

× ＤＧ１Ａ×＇※2（ ＤＧ２Ａ

×＇※2（ ＤＧ３Ａ

東海第二
3号機

電源盤

使用
電源盤
可否

使用
電源盤
可否

使用
可否

×＇※2（ ＤＧ０Ａ

○ ＤＧ１Ａ○(無負荷待 ＤＧ２Ａ○(待機（ ＤＧ１C (※2)×海水ポンプ○ ＤＧ１Ｂ (※2)×海水系ポン ＤＧ２Ｂ○(待機（ ＤＧ１D○

ＤＧ１Ｈ (※2)×海水系ポン ＤＧ２Ｈ○(待機（ ＤＧ１Ｈ

○

○

ＤＧ1Ｂ

× ＤＧ１B×＇※2（ ＤＧ２Ｂ

○ ＤＧ３Ｂ×＇※2（ ＤＧ1Ｂ

ＨＰＣＳ ＤＧ ×＇※2（

ＤＧ1H

× ＤＧ2H×＇※2（ ＤＧ3H

○ ＤＧ4H○× ＤＧ５Ｂ＇空冷（

東北電力 女川
2号機＇凡例（○９健全 ×９機能喪失*1 電源盤水没により機能喪失

機（

プ停止

プ停止

電源盤

使用
可否
停止(DGS)*2 冷却系＇海水（喪失による機能喪失

福島第一： 非常用発電機の概要
海水冷却式 非常用ディーゼル発電機＇D/G ０／台（
1号機A・B、 １号機A、 ２号機A・B、 ３号機A、 ４号機A・B、 ５号機A・H
～～
～～
海
～～
～～

海水ポン
プ
熱交換器

津波で全て
機能喪失

Ｄ．Ｇ

空冷式D/G ＇２台（
2号機B、３号機B、５号機B
冷却水ポンプＤ．Ｇ

熱交換器

５号機の０台
のみ健全

外気

福島第二

， 発電機＇または電源盤（の水没９ ８件 ＇ピンク（， 冷却機能＇モータ・ポンプ等（の機能喪失９ ０４件 ＇オレンジ（● 前頄の傾向は、原子炉建屋への津波浸水が比較的軽微だった第一５・６号機、福島第二を見ると顕著である， 第一４・５号機９ ３．３が海側の冷却機能喪失， 福島第二９ 同、５．８● 非常用発電機自体は健全であっても、その冷却機能を海側に設置している場合、津波に対してかなり脆弱である

海水冷却D/G＇０１台（
０～３号機A・B・H
～～
～～
海
～～
～～

● 合計２４台の非常用発電機が機能喪失したが、その原因は冷却機能喪失の方が５割以上多い＇オレンジがピンクより多い（

海水ポンプ
熱交換器

冷却水ポンプ

Ｄ．Ｇ

全０１台中、２台のみ健全， 福島第一で唯一生き残った５号機の０台は、空冷式で海側に冷却装置がなかった108
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福島第一の教訓…非常用電源の冷却水…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

水冷非常用発電装置の水が確保できなかった

第一０号機
非常用発電機の冷却水の有無

その後の復旧
の有無

第一
１号機

第一
２号機

第一
３号機

第一４・５号機

福島第二

女川

東海第二

×

○

○

○

○

喪失 (海水冷却（

空冷式の1台のみが使用可能(6号機（。

全12台の内、２・３号機の3台が使用可能

０＋２号機は全て使用
可

残りの4台は全喪失(海水冷却式（

残り9台は喪失(8台が海水冷却・中間ループ喪失、1台が中間ループ喪失（2号機は2台喪失＇1
台が中間ループ・海水冷却喪失、1台は中間ループ喪失（

×

○

○

○

○

復旧できず

被水した6号機A系の海水ポンプの復旧後、A系非常用発電機が運転再開

保守点検・モータ取替
え、仮設電源の繋ぎ込み等を実施し、全号機
ともB系の海水冷却系を復旧被水したポンプ、弁を工場にて点検補修後復旧
DGは待機状態

被水したポンプを点検復旧

2台が使用可1台は喪失(海水冷却（

DGは待機状態

注９ 関連する電源盤、電源母線等の供給経路が健全である事が条件

109
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福島第一の教訓…ベント操作…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

ベントの為の操作が外部から出来なかった － ベント準備に多大な時間を要し、適切なタイミ
ングで実行できなかった
津波直後、第一１号機は、全ての注水機能と格納容器ベント機能を喪失…

ベント開放の成否

状
態

設備名

第一０号
機

第一
１号機

第一
２号機

第一３
号機

第一
４・５号
機

福島第
二

女川
東海
第二

注
水
設
備

W．W
ベント
の成否

Ｄ．Ｗ
ベント
の成否

△

×

△

ベント弁の
開放は成功
したが、その直後に水素爆発

ベントライン構
成するもラプチャーディスク
動作圧力に達
せず

一旦弁の開
放に成功し
たが、開放状態を維持する事に難航し
た

，

，

，

，

ベントライ
ン構成ま
で

×
，

ベントライン構成したがその状態を維持で
きず

，

PC
V
ベ
ント
設
備

被害状況

応用動作

備考
＇2F1（

高圧注水系＇HPCI（×

電源喪失＇油ポンプ（－○

給復水系＇FDW（

×

電源・海水喪失－

炉心スプレイ系＇CS（

×

電源・海水系喪失－

停止時冷却系＇SHC（

×

電源・海水系喪失－

復水補給水系＇MUWC（

×

電源喪失、モータ被水消火系＇FP（×

D/D FP起動不可

ＲＣＩＣ、
MUWC
により注
水(非常
用電源
系使用
可能（

S/Cベント弁
弁番号：AO-1601-72

×

電源喪失／空気圧低S/Cベントバイパス弁
弁番号：AO-1601-90

×

電源喪失／空気圧低D/Wベント弁
弁番号：AO-1601-1

×

電源喪失／空気圧低D/Wベントバイパス弁
弁番号：AO-1601-83

×

電源喪失／空気圧低PCVベント弁
弁番号：MO-1601-210

×

電源喪失

－
消防車使
用

仮設電源
仮設空気
圧縮機
手動操作

△
ボンベを
仮設で
設置し対
応

，

…その後、手動でベントを試みたが、放尃線量の上昇等により、地下のベント弁の開放を断念し、ベント失敗＇その後仮設空気圧縮機を用いてベント成功（○９ベント成功，９ベント未実施

×９ベント失敗

手動開放に成功● 暗闇、通信障害、中央操作室のパラメータ喪失、頻発する余震、上昇する放尃線量、散乱するガレキ等が作業障害となり、電源喪失と重層し、通常のベント操作は不能であった。また、人力等によるベント操作も極めて難航した

MO
210

排気筒

ラプチャーディスク
0.549MPabsで破壊＇25%開（

AO
83

AO
1

閉

D/W最高使用圧力
0.528MPabs

ベント実施圧力0.954MPabs

閉IA

放尃線量高の為、電磁弁
手動開放を断念

AO
90

閉

ボ
ン
ベ

RPV

D/W

● その結果、有効なタイミングでのベントが実行でき
なかった

IA
ボ
ン
ベ

AO
72

AO
213

閉

110

電磁弁

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福島第一の教訓…外部電源盤…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

外部電源を取り込む電源盤が殆ど水没した第一１～４号機では、冷温停止への収束に失敗した● 爆発した１～４号機では、主要な電源盤＇Ｍ／Ｃ、Ｐ／Ｃ（の殆どが機能喪失。
● 特に１・3号機は全滅。
1号機
電源盤

非 ＤＧ０ＡＤ
常 ＤＧ1Ｂ
Ｇ
用

2号機
使用
電源盤
可否

3号機
使用
電源盤
可否

福島第一
３号機
使用
電源盤
可否

４号機
使用
電源盤
可否

５号機
使用
電源盤
可否

０号機
使用
可否

１号機
使用
電源盤
可否

電源盤

福島第二
２号機
使用
電源盤
可否

３号機
使用
電源盤
可否

東北電力 女川
2号機

1号機
使用
可否

電源盤

東海第二
3号機

使用
電源盤
可否

使用
電源盤
可否

電源盤

使用
可否

○(待機（

ＤＧ１C (※2)×海水ポンプ

○(待機（

ＤＧ１D

○

HPCS D/G

○(待機（

ＤＧ１Ｈ

○

×

ＤＧ１Ａ

ＤＧ２Ａ

×

ＤＧ３Ａ

ＤＧ４Ａ＇※１（

×

ＤＧ５Ａ

×＇※2（

ＤＧ０Ａ

×

ＤＧ１Ａ

×

ＤＧ２Ａ

×

ＤＧ３Ａ

×

DG A

○

DG A

○(無負荷待 DG A
機（×

ＤＧ１Ｂ＇空冷（ ×＇※０（ ＤＧ２Ｂ×

ＤＧ３Ｂ＇空冷（ ×＇※０（ ＤＧ４Ｂ＇※１（

×

ＤＧ５Ｂ＇空冷（

○

ＤＧ1Ｂ

×

ＤＧ１B

×

ＤＧ２Ｂ

○

ＤＧ３Ｂ

×

DG B

○

DG B (※2)×海水系ポン DG B
プ停止

ＨＰＣＳ ＤＧ

×＇※2（

ＤＧ1H

×

ＤＧ2H

×

ＤＧ3H

○

ＤＧ4H

○

×

×

HPCS D/G (※ ×海水系ポン

2)

プ停止

使用
可否

停止(DGS)

非 Ｍ．Ｃ ０Ｃ
常 Ｍ．Ｃ ０Ｄ
用×

Ｍ．Ｃ 2Ｃ×

Ｍ．Ｃ ２Ｃ×

Ｍ．Ｃ 4Ｃ×

Ｍ．Ｃ 5Ｃ×

Ｍ．Ｃ 6Ｃ○

Ｍ．Ｃ ０Ｃ×

Ｍ．Ｃ 2Ｃ○

Ｍ．Ｃ 3Ｃ○

Ｍ．Ｃ 4Ｃ○

Ｍ．Ｃ５，０Ｃ○

Ｍ．Ｃ５，2Ｃ○

Ｍ．Ｃ５，3Ｃ○

Ｍ．Ｃ，2Ｃ××

Ｍ．Ｃ 2Ｄ×

Ｍ．Ｃ 3Ｄ×

Ｍ．Ｃ 4Ｄ×

Ｍ．Ｃ 5Ｄ×

Ｍ．Ｃ 6Ｄ○

Ｍ．Ｃ ０Ｄ○

Ｍ．Ｃ 2Ｄ○

Ｍ．Ｃ 3Ｄ○

Ｍ．Ｃ 4Ｄ○

Ｍ．Ｃ５，０Ｄ○

Ｍ．Ｃ５，2Ｄ○

Ｍ．Ｃ５，3Ｄ○

Ｍ．Ｃ，2Ｄ○

Ｍ．Ｃ １Ｅ

×

Ｍ．Ｃ 4Ｅ×

HPCS DG M/C○

Ｍ．Ｃ ０H×

Ｍ．Ｃ 2H○

Ｍ．Ｃ 3H○

Ｍ．Ｃ 4H○

Ｍ．Ｃ５，2H○

Ｍ．Ｃ５，3H○

Ｍ．Ｃ，HPCS○

Ｍ．Ｃ ０Ａ×

Ｍ．Ｃ 2Ａ×

Ｍ．Ｃ 4Ａ×

M/C 6A-1

×

M/C 1A-1○

M/C 2A-1○

M/C 3A-1○

M/C 4A-1○

Ｍ．Ｃ５，０Ａ ×地震による
Ｍ．Ｃ５，2Ａ
焼損○

Ｍ．Ｃ５，3Ａ○

Ｍ．Ｃ，2Ａ-1

×

M/C 6A-2

×

M/C 1A-2○

M/C 2A-2○

M/C 3A-2○

M/C 4A-2○

Ｍ．Ｃ５，０Ｂ

×

Ｍ．Ｃ５，2Ｂ○

Ｍ．Ｃ５，3Ｂ○

Ｍ．Ｃ，2Ａ-2

×

M/C 6B-1

×

M/C 1B-1○

M/C 2B-1○

M/C 3B-1○

M/C 4B-1○

Ｍ．Ｃ５，０Ｓ

×

Ｍ．Ｃ５，１SA-1○

Ｍ．Ｃ５，3SA-1○

M/C 6B-2

×

M/C 2B-2○

M/C 4B-2○

Ｍ．Ｃ５，1Ｅ

×Ｍ．
Ｍ．Ｃ ０ＢＣ 常
用
Ｍ．Ｃ ０Ｓ×

Ｍ．Ｃ 2Ｂ×

Ｍ．Ｃ ２Ａ

Ｍ．Ｃ ２Ｂ××

Ｍ．Ｃ １SA×

Ｍ．Ｃ ２SA×

Ｍ．Ｃ １SB

×

Ｍ．Ｃ ２SB

×

Ｍ．Ｃ 4Ｂ××

Ｍ．Ｃ 5Ａ×

Ｍ．Ｃ 5Ｂ×

M/C 1B-2○

M/C 3B-2○

Ｍ．Ｃ５，１SB-1○

Ｍ．Ｃ５，3SB-1○

Ｍ．Ｃ，2Ｂ-1

×

M/C 5SA-1

×

M/C 1SA-1○

M/C 3SA-1○

Ｍ．Ｃ５，2SA-2○

Ｍ．Ｃ５，3SA-2○

Ｍ．Ｃ，2Ｂ-2

×

M/C 5SA-2

×

M/C 1SA-2○

M/C 3SA-2○

Ｍ．Ｃ５，2SB-2○

Ｍ．Ｃ５，3SB-2○

M/C 5SB-1

×

M/C 1SB-1○

M/C 3SB-1○

Ｍ．Ｃ，2E×

M/C 5SB-2

×

M/C 1SB-2○

M/C 3SB-2○

非 P/C 1C
常 P/C 1D
用×P/C １C○P/C ２C×

P/C 4C-P/C 5C×

P/C 6C○P/C 1C-1

×

P/C 2C-1○

P/C 3C-1○

P/C 4C-1○

P/C 4-1C○P/C 4-2C○P/C 4-3C-1

○

P/C2C

×

×

P/C １D○P/C ２D×

P/C 4D○P/C 5D×

P/C 6D○P/C 1C-2

×

P/C 2C-2

×

P/C 3C-2

×

P/C 4C-2

×

P/C 4-1D○P/C 4-2D○

P/C4- 3C-2

○

P/C2D

○

P/C １Ｅ×

P/C 4Ｅ×

P/C 6E○P/C 1D-1○

P/C 2D-1○

P/C 3D-1○

P/C 4D-1○

P/C 4-3D-1○

P/C 2A×

P/C 1A×

P/C １Ａ○P/C 4Ａ-P/C １Ａ-０

×

P/C １Ｂ○Ｐ
P/C 1B．
Ｃ 常
P/C 1S
用×
×

P/C １ＳＢ

０ ＤＣ０１４Ｖ主１ 母線盤1Ａ
４ ＤＣ０１４Ｖ主Ｖ 母線盤1Ｂ
Ｄ
Ｃ

直
流
電
源 A

×
×

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤2Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主
母線盤2Ｂ

×

×
×

P/C ２Ａ×

P/C ２Ｂ×

P/C ２ＳＡ×

P/C ２ＳＢ

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤3Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主母線盤3Ｂ

P/C 4Ｂ○

×○○

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤３Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主母線盤３Ｂ

××

P/C 5Ａ×

P/C 6Ａ-1

×

P/C 1D-2

×

P/C 2D-2

×

P/C 3D-2○

P/C 4D-2

×

P/C 4-1A×

P/C 4-2A○

P/C 4-3D-2○

P/C 2B×

P/C 5Ａ-1○

P/C 6Ａ-2

×

P/C 1A-1○

P/C 2A-1○

P/C 3A-1○

P/C 4A-1○

P/C 4-1B×

P/C 4-2B○

P/C 4-3A-1○

P/C 2S×

P/C 5B×

P/C 6B-1

×

P/C 1A-2○

P/C 2A-2○

P/C 3A-2○

P/C 4A-2○

P/C 4-1S×

P/C 4-2SA○P/C 4-3A-2○

P/C 5B-1○

P/C 6B-2

×

P/C 1B-1○

P/C 2B-1○

P/C 3B-1○

P/C 4B-1○

P/C 4-2SB○P/C 4-3B-1○

P/C 5SＡ×

P/C 1B-2○

P/C 2B-2○

P/C 3B-2○

P/C 4B-2○

P/C 4-3B-2○

P/C 5SＡ-1

×

P/C 1SA○P/C 3SA○P/C 4-3SA-1○

P/C 5SB×

P/C 1SB○

P/C 3SB○

P/C 4-3SB-1○

P/C 4-3SA-2○

P/C 4-3SB-2○

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤5Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主
母線盤5Ｂ○

ＤＣ０１４Ｖ DIST○

ＤＣ０１４Ｖ DISTCENTER 6Ａ
CENTER 6B○○

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主母線盤Ｂ○○

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主母線盤Ｂ○○

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主母線盤Ｂ○○

ＤＣ０１４Ｖ主母線盤Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主
母線盤Ｂ○○

０１４Ｖ直流主
母線盤1Ａ
０１４Ｖ直流主
母線盤1Ｂ○○

０１４Ｖ直流主母
線盤2Ａ
０１４Ｖ直流主母
線盤2Ｂ○○

０１４Ｖ直流主母
線盤3Ａ
０１４Ｖ直流主母
線盤3Ｂ○○

ＤＣ０１４Ｖ主母
線盤2Ａ
ＤＣ０１４Ｖ主母
線盤2Ｂ

○
○

/
B

海 Ａ CCS A
水 Ｂ CCS B
系

×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ

○

ＲＳＷ Ａ

ＲＳＷ Ａ

○

RHRS A××

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ○ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ○

ＲＳＷ Ｂ

×ＲＣＷ/ＲＳ ＲＳＷ Ｂ○

RHRS B○

HPCSDGSW

×

HPCSS

×

HPCSS

×

HPCSS

○

HPCSS

○

ＨＰＳＷ

×ＨＰＣＷ浸 ＨＰＳＷ○

HPCSDGS

○

外部
電源

×
全５回線が地震で喪失○
２．３回線が地震で喪失 ＇富岡線０Ｌ ４／／ｋＶのみ受電継続（

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＇凡例（

９機能喪失

９給電元が喪失のため受電不可

９電源盤・冷却系の喪失のために起動不可

○
Ｗ浸水

水

○

×

３．４回線が地震で喪失 ＇松島幹線０Ｌ 275ｋＶのみ健全（

全１回線が地震で喪失

直流電源のＨ系については、記載を割愛した
以下の機能喪失有無は、事務局推定による
・ 女川のＭ．Ｃ、Ｐ．Ｃ電源盤、 東海第二のＰ．Ｃ電源場

111

福島第一の教訓…電源車と接続…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

電源車に接続可能な健全な電源盤がほとんどない状況で、接続が困難であった
電源車の手配● 津波直後の電源車の到着＇高圧電源車（， ００日１１時頃９ 第一陣1台が到着， ０１日０９１／頃９ ３台が到着＇累計４台（， ０１日２９／／頃９ ６台が到着(累計12台（● 同＇低圧電源車（， ００日１２９２／頃９ 自衛隊によって１台到着， ０１日 ６９／／頃９ 更に２台到着

接続の難航● ２月０１日の早朝までに、ある程度の電源車が集まっていた● しかし、接続先の電源盤＇Ｍ．Ｃ、Ｐ．Ｃ（が水没した為、活用できるもの自体が尐なかった事、その特定に時間がかかった事等が重層し、接続に難航した● また、ガレキ、余震、通信、重機不足等も重なり、電源車を接続する為のラインの構成・準備に時間を要し、接続が難航した● 福島第一１号機は、０号機の水素爆発によって、準備していた接続作業が振り出しに戻った
112
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福島第一の教訓…設計思想…水素発生…

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電源喪失に伴う冷却機能の停止によって炉心溶融が始まり、燃料棒外側の被覆管＇ジルコ
ニウム（が酸化し、炉内で大量の水素が発生した
水素発生のメカニズム● 電源喪失によって冷却機能が停止し、高温・高圧になった炉内では、水位が下がり、やがて燃料棒が露出● 同時に、炉温上昇に伴い、燃料棒の外側の被覆管＇ジルコニウム合金（が約８／／度で酸化を始め、更に温度上昇し溶融する● 溶融した被覆管＇ジルコニウ（は圧力容器内の水＇水蒸気（の酸素と化学反応し、水素が大量発生した＇ジルコニウム水反応（● 東電の試算では、０・１・２号機共に、炉の水位が低下し、燃料棒が水面に露出してから約２時間で、炉心損傷＇燃料溶融（が始まる可能性を指摘
図出典９ 徹底解剖 東日本大震災＇双葉社（

炉心損傷までの所要時間＇シミュレーション（
福島第一 ０号機＜解析結果＞＇水位は燃料域未満（＇地震発生からの時刻（
約２時間
炉心の露出開始
・２月００日17:46

１号機＇水位計が正の場合（

１号機＇水位は燃料域以下（

２号機＇水位計が正の場合（

２号機＇水位は燃料域以下（

約６４時間
・２月０３日17:46

約６４時間
・２月０３日17:46

約３／時間
・２月０２日06:46

約３／時間
・２月０２日06:46

炉心の損傷開始

約３時間
・３月１１日18:46

約６６時間
・３月１４日19:46

約６６時間
・３月１４日19:46

約３１時間
・３月１３日08:46

約３１時間
・３月１３日08:46

圧力容器の破損

約０４時間
・３月１２日05:46

発生に至らず

約０／８時間・３月１６日03:46

発生に至らず約５５時間
・３月１４日08:46

注（ 出典 平成23年４月１２日 東京電力＇株（「東北地方太平洋沖地震発生時の福島第一原子力発電所運転記録及び事故記録の分析と影響評価について」
・解析の実施日９ １／００年４月０５日
・
手法９ 当時収集された地震j発生初期の設備状態や運転操作等に関する情報を元に、それを再現するインプット情報を作成し、解析・
ソフトウェア９ 事故解析コード＇MAAP＝Modular Accident Analysis Program（

113
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福島第一の教訓…設計思想…水素爆発…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

原子炉建屋には、大量発生した水素を「検知する仕組み」や「逃がすシステム」が無く、大爆発に至った
福島第一 ０号機＇東側（

福島第一 ２号機＇東側（

福島第一 ３号機＇東側（

５階に水素が大量蓄積して爆発

５階と4階一部＇北西（に水素が大量蓄積して爆発

５階と4階一部＇東西（に水素が大量蓄積して爆発● 漏洩経路②＇０・２号機（９ または、格納容器のベン
ト時に、高温高圧のガスが排気管内を流れて配管や弁に損傷が生じ、水素漏洩した可能性がある● 漏洩経路＇３号機（９ ２号機で発生した水素が、２・３号機で共有している非常用ガス処理系配管を通じて、３号機に逆流したと推定される● 漏洩経路①＇０・２号機（９ 水素は、格納容器の接合部、配管部分＇ハッチ、ドライウェル・フランジ、電気
ペネトレーション（等の機密性の小さい部分から、原子炉建屋内に漏洩したと推定される

4号炉原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

５階

主排気筒

排気ダクト→

５Ｆ

5階南側排気ダクト
4階西側排気ダクト

OP.39920

排
気塔

３号機からの
水素逆流

燃料貯蔵プール リアクターキャビティ 機器仮置プール
↓
↓
↓

４Ｆ

5F

ドライウェルフランジ

４階

4F

AO
207

３階

３Ｆ
HVE3-1A

OP.26900

AO

AO

208

GD

↑3号機
-----↓4号機

AO

BF3

BF3

3F

-4

-2

電気ペネトレーション：モジュール型：キャニスタ型

4階東側排気ダクト

OP.32300

ベントガス流

GD

２階

２Ｆ
AO

OP.18700

バグフィルターAO

BF3

HVE3-1B

BF3
-5A

SGTS

-5B

A
O

OP.16780
OP.16400
OP.15300

ハッチ

AO
AO
漏洩ガス流
BF3

１階

SGTS
A
O

AOC

GD

BF3
-7

186

2F

SGTS
SGTS

AO

排風機 AO

AO

AO

逆流ガス

GL

排風機

-6

ベントガス流OP.10200

ＳＧＴＳ

AO

× BF3 -14

電気ペネト
レーション

1F

AO
BF3

AO

原子炉格納容器

-17

BF3

×

＜水素の格納様気からの漏洩経路＇推定（ ＞

AO

AO

１Ｆ

OP.14688

A
O

AOC
187

AO
GD

BF3
-9

-8

AO

AO

205

206

損傷の可能性が考えられる箇所
の例

ＳＧＴＳ

ＭO
２7１

114
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水素爆発…概観…

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第一１・３号機は、炉心損傷によって燃料棒のジルコニウムが酸化して水素が発生し、格納容器から原子炉建屋に蓄積して爆発に至る － ４号機は、３号機で発生した水素が、共有するベントラインから流入して蓄積、爆発
福島第一０号機

１号機

２号機

３号機

水素はなぜ発生したのか？

● 炉心損傷によって溶けた燃料棒のジルコニウムが水と反応＇水-ジルカロイ反応（した結果、格納容器内で大量の水素が発生● ３号機での水素発生はなし

いつ発生したのか？

● 地震後4時間で発生＇3月11日０７時46分頃※０（● 地震後77時間＇3月14日 19時46分頃※０（● 地震後42時間＇3月13日 8時46分頃※０（● 地震後42時間＇3月13日 8時46分頃※０（

どこから漏れたのか？

● 複数の可能性あり● 複数の可能性あり● 複数の可能性あり● 3号機で発生した水素がベントラインから4号機SGTS配管に廻り込んで4号機原子炉
建屋に漏えいどこに蓄積したのか？
何に引火したのか？

・

圧力容器⇒格納容器
SRVの減圧操作によるＳ．Ｃ側への水素ガスの移動、SRVのシート部等からＤ．Ｗ
へ漏えい

・ 格納容器⇒原子炉建屋
D/Wフランジ部、電気ペネトレーション、ハッチ、換気空調系から原子炉建屋
上層階への漏えい

・ D/W圧力が最高使用圧力を超え0.75MPaまで上昇した事から、格納容器の弱い耐圧部が損傷し漏えい＇Ｓ．Ｃ
ベント管部のベロー部等（

・ ０号機と同じ● ４階部分＇※１（● 地階部分と推定(写真記録なし（● ４・4階もしくは3階部分＇※１（● ４階、4階部分＇※１（● 水素は軽いため高所に移動しつつ拡散し、オペ
フロ全体の水素濃度が上昇し、可燃濃度３％～75％となった時点で、爆発＇着火エネルギーが0.02mJと極めて小さいた
め着火源は特定できず（● 水素爆発、または格納容器の圧力上昇による損傷の１つの可能性あり。
前者の場合には、損傷範囲
が1,3号機程ではないことか
らＳ．Ｃの狭隘な閉塞部と推定。水素爆発の可能性は低いと推定。

● ０号機と同じ● ０号機と同じ

115※０９ 解析による燃料損傷開始時間※１９ 傷写真より推定

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水素爆発…圧力容器の損傷シミュレーション

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

東電のシミュレーションでは、もし水位計データが正確ではなく、水位が燃料域以下で推移していた
場合、１－３号機の圧力容器が破損し、格納容器にも水素漏洩の破損が発生する可能性がある
福島第一 ０号機＇水位は燃料域未満（

１号機＇水位計が正の場合（

１号機＇水位は燃料域以下（

２号機＇水位計が正の場合（

２号機＇水位は燃料域以下（

約２時間
・２月００日17:46

約６４時間
・２月０３日17:46

約６４時間
・２月０３日17:46

約３／時間
・２月０２日06:46

約３／時間
・２月０２日06:46

炉心の損傷開始

約３時間
・３月１１日18:46

約６６時間
・３月１４日19:46

約６６時間
・３月１４日19:46

約３１時間
・３月１３日08:46

約３１時間
・３月１３日08:46

圧力容器の破損

約０４時間
・３月１２日05:46

発生に至らず

約０／８時間・３月１６日03:46

発生に至らず約５５時間
・３月１４日08:46

約０７時間
・２月０１日08:46
・D/Wに直径約２cm

約１０時間
・２月０１日11９46
・D/Wに直径約０／cm

同左

資料に記載なし

同左

約４／時間
・２月０２日16:46
・D/Wに直径約６cm

約７６時間１７分
・２月０４日06:14
S/C付近での異音時・S/Cに直径約０／cm
・3月14日23:00
SR弁０弁閉を仮定
・記録に基づき解析
事実を推定

同左

資料に記載なし

同左

・記録に基づき解析
事象を推定

同左

＜解析結果＞＇地震発生からの時刻（
炉心の露出開始＜解析の前提条件＞＇地震発生からの時刻（
格納容器の気相部からの漏洩

同上＇更なる拡大（・全交流電源喪失後はIC不動作と仮定
・記録に基づき解析
事象を推定

注（ 出典 平成23年４月１２日 東京電力＇株（「東北地方太平洋沖地震発生時の福島
第一原子力発電所運転記録及び事故記録の分析と影響評価について」
・解析の実施日９ １／００年４月０５日
・
手法９ 当時収集された地震j発生初期の設備状態や運転操作等に関する情報を元に、それを再現するインプット情報を作成し、解析・
ソフトウェア９ 事故解析コード＇MAAP＝Modular Accident Analysis Program（同左● １－３号機共に、炉心の露出開始から約２時間で炉心損傷●１号機では、注水開始時＇１２日５：４６（には圧力容器が破損していた事になる
116
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水素爆発…０号機の爆発の状況

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１号機では、５階部分のみ大きな損傷が発生 － 水素は、主として５階に蓄積したと考えられる
第一０号機の爆発後

東壁

西壁

南壁

北壁

117
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水素爆発…２号機の爆発の状況

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３号機では、５階部分と４階北西側で大きな損傷が発生 － 水素は、主として５階部分に滞留、また、４階西側にも滞留していた可能性がある
第一２号機の爆発後

東壁

西壁

南壁

北壁

118
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水素爆発…３号機の爆発の状況

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

４号機では、５階部分と４階西側・東側で大きな損傷が発生 － 水素は、主として５階部分と４階部分に滞留していたと推定される
第一２号機の爆発後

東壁

西壁

南壁

北壁

119
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水素爆発…水素漏洩のシナリオ…０・２号機

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１・３号機の水素漏洩のシナリオ① 格納容器貫通部等から － 格納容器の電気ペネトレーション
やハッチ等のシール部にはエポキシやゴムが使用されおり、高温・高圧によってシール性が低下し、
水素が漏洩
原子炉建屋

５階

OP.39920

ドライウェルフランジ

４階
３階
電気ペネトレーション：モジュール型：キャニスタ型

OP.32300

OP.26900

階段・ハッチ等を通じて上層階に移行

２階

OP.18700

OP.16780
OP.16400
OP.15300

ハッチ
OP.14688

１階

OP.10200

電気ペネト
レーション

注：推定漏洩経路は、システム構成の違いにより、１号機と３号機で若干異なる可能性がある。

120
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水素爆発…水素漏洩のシナリオ…０・２号機

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１・３号機の水素漏洩のシナリオ② 換気空調系から － 圧力抑制室ベント時、高温高圧のガスが排気管内を流れ、そのガス流により配管や弁に損傷が生じ、水素が漏洩した可能性
原子炉建屋
主排気筒

排気ダクト→

５Ｆ

注：推定漏洩経路は、システム構成の違いにより、１号機と３号機で若干異なる可能性がある。

燃料貯蔵プール リアクターキャビティ 機器仮置プール
↓
↓
↓

４Ｆ

AO
207

３Ｆ
HVE3-1A
AO

AO

208

GD

AO

BF3

BF3
-4

-2

GD

２Ｆ
AO

バグフィルターAO

BF3

HVE3-1B

BF3
-5A

-5B

漏洩ガス流

１Ｆ

AO

ベントガス流

AO

AOC

BF3

186

GD

BF3
-7

-6

ＳＧＴＳ

AO

×
BF3

×
原子炉格納容器

AO

AO

205

206

損傷の可能性が考えられる箇所の例

-14

AO
BF3

AO

-17

BF3

AOC
187

AO
GD

BF3
-9

-8

ＳＧＴＳ

ＭO
２7１

121
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水素爆発…水素漏洩のシナリオ…３号機

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

４号機の水素漏洩のシナリオ ３号機からの流入 － ４号機の非常用ガス処理系排気管は、排気
筒手前で３号機の排気管と合流している。３号機で発生した水素を含むベントガス流が、４号機に逆流した可能性
4号炉原子炉建屋

5階南側排気ダクト
4階西側排気ダクト

排
気
塔

5F
4階東側排気ダクト

4F

ベントガス流↑3号機-----↓4号機

3F

SGTS
A
O

A
O

AO

SGTS
SGTS

排風機

AO

逆流ガス
GL

A
O

AO

2F

AO

SGTS

AO

AO
排風機

1F

122
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水素爆発のメカニズム…圧力容器の損傷

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential＇参考（３，４号SGTS排気管↑４号機

SGTS排気管合流部

排気筒→
↓３号機

123

許可なき複製・無断転用を禁じます。 Copyright Team H2O Project all rights reservedプロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

教訓と対策
・ 事実から導かれる教訓は何か？
・ 再発防止の対策は何か？

124
許可なき複製・無断転用を禁じます。 Copyright Team H2O Project all rights reservedプロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

教訓と対策－ 教訓 －

125
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教訓…地震・津波…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

地震・津波
原因
・ 地震
・ 外部電源の喪失
・ 通信機能の障害・ 地震、津波による道路、インフラの液状化、ガレキ氾濫・ 災害の発生時間、曜
日

発生事象／問題点

対策／教訓

・

設計通りの炉心の自動停止＇スクラム（。外部電源喪失によるＤＧ自動起動のリカバリー操作を実施。運転員は設計どおりの対応操作を実施。

•

地震による原子炉自動停止後、外部電源喪失まで至っていないプラントでもＤＧが誤起動＇発電機界磁喪失で起動？（。誤起動ではあったが、DGは、非常用の重要電源であり、起動の必要性いついて検討要。

•

地震による大きな設備被害は発生していない。詳細な地震被害調査には時間を要するため、柏崎の教訓が生かされていたかについて、チェックが必要。

•

地震により通信不能・困難な事態が発生、現場の状況把握、判断、指示命令、情報共有等に大きな支障をきたした。従来の非常時の衛星携帯の準備、消防署、地元自治体とのホットライ
ン確保等が、有効機能したのか検証が必要。

•

地震による液状化と津波によるガレキ散乱により、道路や設備へのアクセスが不良となり、復旧作業が難航し対応遅延に繋がった。

•

福島第一、女川では一部の周期で基準地震動を超えたが、ほぼ同程度の大きさであった。
設計地震動は妥当なものであることが確認された。

・

今回の地震は平日・昼間の発生だが、休日夜間の対応であった場合、従業員の非常事態における発電所到着が対策マニュアル通り可能だったのか検証が必要。

・ 地震に対する原子炉の動
作は設計通り・ 誤動作の原因究明が必要
・ 地震スクラム時のDG自動起動インターロックに変更
・ 柏崎刈羽原発の中越沖地
震時の教訓の確認
・ 地震等災害発生時の通信手段の確保と強化・ 基幹道路の液状化防止の強化、複数アクセスの確保
・ 設計地震動は妥当
・ 休日・夜間の地震等を想定した現場集合、対応フ
ローの実施検証。

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教訓…地震・津波…

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地震・津波②
原因・ 津波の設計値が低い発生事象／問題点

対策／教訓

・

今回、土木学会による平成０３年度評価時の津波高さ＇福島第一＝４－６ｍ、第二＝４－１ｍ（
よりも高い津波＇０F:13m、１F:9m（が襲来し、プラントの安全確保に甚大な被害を及ぼした。
また、６年間、津波の設定値の適正度がシビアに見直されたのか不明。

・ 学会評価だけで良いか？
・ 自主的・定期的に津波評価する仕組みの検討要

・ 津波による海水系ポンプへの浸水・

女川原発、東海第二原発への津波は、土木学会＇平成０３年度評価（とほぼ同等高であったにも関わらず、シール性が未完全な箇所から海水が浸入し、非常用海水系ポンプが動作不能となり非常用ＤＧが停止。

・ 海水ポンプの津波対策＇耐圧水密性の強化（

・ 「高さ」を主眼とする
津波危険度の評価
体系

・

津波襲来により発電所の構築物・設備が破壊され、あとには瓦礫が散乱し、復旧の妨げとなった。津波対策の検討においては、高さの議論だけではなく、津波の持つエネルギーの大きさも考慮し、評価･検討するべき。

・ 津波のエネルギー等のリ
スク評価体系の見直し

・

津波により、福島第一、女川原発では重油タンクが流されて道路を遮断し、復旧作業への影響や海洋放出も発生。

・ 重油タンクの固定等

・

津波の影響により瓦礫が散乱し、人や物資の移動・運搬に大きな支障をきたした。プラントの迅速な安全確保のためにも対策が必要。

・ ガレキ撤去用重機配備と運転者の確保・

福島第一、第二では、津波想定高さより高い箇所に設備を設置していたが、海水系ポンプなどは津波高さに対する裕度がなく、多くの機能喪失に至った。

・ 可搬式の電源、可搬式海
水冷却系ポンプの常備・ 津波による重油タン
クの漂流・ 津波によるガレキの散乱
・ 海水冷却系ポンプ等の津波耐性が脆弱

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教訓…地震・津波…

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地震・津波③
原因・ 津波によるタービン
建屋への海水の大量浸水
・ タービン建屋の物資搬入口が開放のまま
津波襲来
・ 津波による免震重要棟の非常用電源の喪失

・ 海水系ポンプ用モー
タの津波による機能喪失
・ 全プラント同時SBO
発生におけるAM不
備、訓練不備発生事象／問題点

対策／教訓•

タービン建屋及び原子炉建屋付属棟には、津波により海水が大量浸入し、地階、０階の設備が使用不能となり、非常用ディーゼル発電機、直流電源盤及び交流電源盤の浸水等により、プラント冷却機能に甚大な影響を及ぼした。

•

定期検査中のタービン建屋の大物搬入口は、資材運搬の為に常時開け閉めを実施している。
地震発生時も作業の為に同入口は開放しており、タービン建屋へ海水が大量流入する原因になった。その結果、直流電源の喪失等を引き起こした。

•

福島第二の緊急時対策室は、津波により非常用電源設備が機能喪失した。緊急時対策室のインフラ活用に制限がでると共に、プラント復旧の遅延に繋がる可能性があった。

•

福島第一では、津波襲来により、殆ど全ての海水系ポンプが機能喪失した。ポンプ自体の損
傷は尐なかったが、モータの絶縁不良による損傷が多発した。

・ サイト内でのモータ巻線洗浄機能・設備の設置、予備品の準備

・

津波の襲来は、発電所全体を一瞬にして損傷させた。従来のAM対策は、発電所全体が一瞬にしてダメージを被ることを想定した設計がなされていない。また、発生確度が小さい事象をPSA手法を用いて対策検討していることから、必要な対策についての詰めが甘くなっていたのではないか。今回の教訓から、プラント全体が一瞬にダメージを受けても対応可能な様に、
ハード・ソフトの準備に留まらず、全プラント同時訓練の充実も重要である。

・ 全プラント同時SBO発生に対するハード･ソフト強化、訓練強化

・ ディーゼル発電機、直流
電源盤、交流電源盤等の設置箇所の見直し、移動式電源車の常時確保
・ 大物搬入口等の水密性の弱い部分の開閉運用の見直し。災害発生時の手項の定義。訓練の実施
・ 免震重要棟の津波耐性の強化。非常用電源の確保

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教訓…電源喪失…

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電源喪失＇福島第一（ ①
原因発生事象／問題点

対策／教訓

・ 津波の浸水による直流電源の浸水•津波によりタービン建屋地階、０階に設置の交流・直流電源が喪失。電源保護の観点により設備の機密性、水密性、耐圧性を高めることが重要。

・ 電源設備の気密性、水密性、耐圧性の強化・ 給気口からの浸水•

非常用ＤＧは給気口より海水流入し、機能喪失となった。

・ 給気口の浸水防止策の実
施・ 水没による直流電源の一瞬の喪失•直流電源は、高圧冷却機器の電源であり、かつ、中央制御室の計測器や照明を駆動している最重要電源である。福島第一では、直流バッテリー室がタービン地下にあった為、水没により一瞬にして全直流電源が使用不能となった。その結果、高圧冷却機器が使用不可となり、原子炉の減圧後、低圧での代替冷却を試みたが、炉心溶融・水素爆発が発生した＇福島第一０号
機（。

・ 代替直流電源の確保、多様性を持った確保が重要

・ 全外部電源の喪失•

地震により、福島第一０～５号機は外部電源が喪失した。非常用電源の一部が残ったり、外部電源の喪失を免れたプラントは、燃料破損を起こすことな
く冷温停止が出来ている。外部電源の確保が、燃料破損の防止に直結する。

・ 外部電源の耐震性の強化
・ 外部電源ルートの多重化
・ 外部電源の各プラントとの連携による多重化

・ 非常用電源の設置
場所が津波より低い
・ 同電源の冷却機能が海水を必要とする
水冷•

福島第一では、５号機のみ非常用ディーゼル発電機＇DG)が使用できた。その理由は、５号機のDG設置場所が、０，３号機よりも高い５号機北側＇標高＇ＯＰ（０２ｍ（であったことから、津波による浸水高さが／～０ｍであった。また、５号機の非常用DGは空冷式であり、海水系ポンプを冷却源としなかったことも一因である。

・ 非常用DGの設置場所の高台への見直し・ 多様な種類の駆動・冷却方式の非常用電源の確保

129

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教訓…電源喪失…

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電源喪失＇福島第一（ ②
原因発生事象／問題点

対策／教訓•

ＡＭ対策は、全交流電源喪失の場合、短期復旧を想定していたが、今回、数日間でも復旧できていない。復旧手項書上も数日間の対応を想定した手項にはなっていなかった。

•

AM対策では、全交流電源喪失は復旧可能との想定から、交流電源喪失後と同時かつ一瞬での直流電源の全喪失も想定していない。無給電状態では、直流電源が8時間確保できるよう設計されていた。直流電源が生き残った福島第一２号機は、負荷の切り離し
により０日以上(1.5～3日間（も直流電源が維持されたが、その間に低圧系の擁立が間に合わず、バッテリーの枯渇後は高圧系の冷却機能が喪失し、更には中央制御室にある計器監視も不能となった。

・ 第一５・６号機間の電源融通可、１－４号機への融通不可•

福島第一５号機の非常用DGが使用できたことから、同４号機への電源融通が可能となり、電源車の活用も含め第一5・５号機は冷温停止することが出来た。しかし、第一４＋５号機
から０～３号機へも電源融通ラインはなかった。

・ サイト内の電源融通経路の強化＇電圧階級ごと（

・ 電源車の不足、配車の遅延•

海水浸水後も、プラントによっては電源車等から接続すれば電源が使用可能な電源もあった。電源車による活用が効果的であった。

・ 電源車の増車、多様化、設置場所の見直し、接続箇所・手項の定義、訓練の強化•

運転員にとって、パラメータの監視不能は一番の恐怖であり、絶望感に苛まれる。過酷状
況下において訓練で培った知識・技能を冷静に駆使し、プラント冷温停止までの安定操作を担保する為には、計器や操作スイッチの監視機能と、その電源確保が不可欠となる。

・ AM想定の不備＇SBO時の交流電源の復旧速度（・ 交流・直流電源の同時喪
失・ 全直流電源の水没による一瞬での喪失、交流流電源からの充電不能

・ 直流電源喪失による中央制御室の暗闇化・ 同、パラメータ監視・制御
機能の一瞬の喪失

・ 全交流電源の長期喪失を想定した手項への見直し
・ 代替交流電源の確保
・ 代替直流電源の確保
・ 速やかな設置手項の策定

・ 監視機能維持のためにも代
替直流電源の多重化、多様化

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教訓…電源喪失…

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電源喪失の実態 ＇１F,2F,東通,女川,東海Ⅱ)①
原因発生事象／問題点

対策／教訓

・ 地震、余震による外部電源の喪失•外部電源９ ２月００日には、福島第一＋東海第二＋東通にて外部電源が喪失。また３月６日にも東通で外部電源が喪失している＇いずれも非常用DGが自動起動（。深層防護の観点か
らも非常用DG起動に至らない送電設備とすることが重要。特に東通は、０ヶ月に１度の外部電源喪失が起きている。送電系統の脆弱さが目立った。いずれも地震による電源喪失であり、送電網の多重化、開閉所または変電所設備の耐震性の確認・強化が望まれる。

・ 送電網の多重化
・ 開閉所、変電設備の耐震性の強化

・ 非常用DG、海水冷却系ポンプの津波による浸水と冷却機能の機能喪失•

非常用DG電源９ 津波による非常用DG設備の浸水、もしくは海水冷却系ポンプの浸水によって、起動していた非常用DGが一瞬にして突然停止する事象が福島第一、第二、女川、
東海第二において発生している。

・ 非常用DG室への海水侵入ルートの特定・対策の実施
・ 冷却ポンプの浸水防止、水密性強化
・ 非常用DGの代替品の確保

・ 直流電源の一瞬の喪失、代替電源確保の想定・手項なし•

直流電源９ 福島第一では、直流電源まで浸水により喪失している。直流電源の喪失は、作業環境を悪化させ、計器電源の喪失、高圧冷却系の制御不良等、致命的な事故に繋がった。直流電源は、必ず保護すべき最重要設備であることが再認識された。

・ 直流電源の設置場所の再考
・ 浸水防護措置・ バッテリー大容量化
・ 代替直流電源、直流電源車の確保、充電手段の確保•

福島第一、第二では、直接浸水によるＭ．Ｃ、Ｐ．Ｃ等の電源経路の機能喪失、その他のプラントでは、部分電源喪失によるＭ．Ｃ＋Ｐ．Ｃの停止が発生した。いずれも冷却、ベント機能等の重要な対応を難航させ、また遅延させるリスクを高めた。

・ 浸水によるM／C、P／C等の電源経路の喪失

・ 電源盤の高台設置検討
・ 電源車、ケーブル、接続端子
処理、接続ルートの事前準備
・ 具体的手項の整備と訓練強化

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教訓…電源喪失…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

電源喪失の実態＇１F,2F,東通,女川,東海Ⅱ)②
原因発生事象／問題点•
・ 電源車の台数不足
・ 増車、到着の遅延
・ 予備バッテリー、仮設用命、小型発電機等の不足

電源車９ 特に福島第一では、電源車の必要負荷の事前選定、十分な台数確保、迅速な到着等がなされていれば、事態はより好転した結果を導き出せた可能性があった。また、バッテリー、仮設照明、小型発電機等は現場対応を安定化させる上で重要。

・ 過酷・务悪環境下での •電源・高圧冷却・減圧
機能復旧の準備不足、
または、AM対策の想定不足

福島第一では、非常用ＤＧ、全交流電源、直流電源および非常用海水系ポンプ機能が浸水により一瞬にして喪失した。务悪環境下での復旧作業が重なり、高圧系冷却機能の維持、低圧系冷却系への移行準備の確保が難航し、系統構成の失敗に至ったことが、プラントの水素爆発に繋がった主因の０つである。

対策／教訓
・ 電源車＇直流、交流、混載（等の多重化、増車、常設
・ 電源喪失時の代替品一式の確保＇バッテリー、照明、小型発電機、燃料、ケーブル等（
・ 前頄の利用手項の策定と訓練・ 最悪の事態を想定した訓練強化＇目標復旧時間の設定と訓練時間内達成と継続的な評
価による反復訓練の継続（

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教訓…冷却機能…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

海水冷却機能の喪失＇福島第一（
原因発生事象／問題点

対策／教訓•

福島第一５号機では、空冷式の非常用DGが浸水を免れた為、４・５号機間の電源融通を行い、RHR系ポンプに給電した。同時に、仮設の海水ポンプ、電源車を準備することによりRHRポンプの海
水冷却系を再構成し、４・５号機の冷温停止を実現した。今回の実績から、接続ルートについても常にマニュアル等に制定し、更に訓練を定期的に実施することで迅速な対応が可能となる。

・ 非常用DG＇水冷式（の •冷却機能＇海水ポンプ、モータ等（の脆弱性

福島第一では、津波により０～５号機の全海水ポンプが浸水のため停止し、海水冷却系＇最終ヒートシンク（を喪失した。今回は非常用DGも浸水によって機能喪失したが、仮にそれが生き残っていても、冷却機能＇海水ポンプ、モータ等（が喪失すると、非常用DGは機能しなくなる。そして非常用DGの停止は、ECCS系ポンプの起動不能へ連鎖する。

・ 海水系冷却機能の喪
失福島第一０～２号機では、海水冷却系が機能喪失して除熱が出来なかったことから、冷温停止への移行ができなかった。

・ 非常用DGの確保
・ 電源融通機能
・ 時宜を逸しない海水冷却機能の再構成•

・ 非常用DG、電源融通機能の重要性の再認識・ 同様の事態を想定した訓練の定期的実施

・ 海水冷却系の予備水中ポンプ、駆動電源、燃料等の確保
・ 海水に頼らない空冷冷却ライ
ンの準備
・ 耐水性の強いモータの検討等

・ 同上

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教訓…他との比較…

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他の発電所と比較して
原因発生事象／問題点

対策／教訓
・ 外部電源の重要性の再認識
・ 外部電源、直流電源維持状態
でのAMの有効性の再確認

・・ 外部電源の確保
・ 中央操作室の機能確保
・ 高圧冷却系による復旧時
間の確保
・ 海水冷却機能の遅滞なき復旧、作動

外部電源が確保できた発電所では、冷温停止に成功している， 福島第二は、外部電源1系統を確保した， 津波によってDG及び海水冷却系機能を喪失したが、外部電源確保により中央操作室の環境を維持、直流電源の確保によりRCICとSR弁を使用した高温冷却状態を維持した。
， この間、損傷した非常系海水ポンプの復旧を実施するとともに、必要なポンプ電源を確
保している

•

女川原発でも、2/3号機は1系統の外部電源を確保、海水冷却系確保が可能であったことから、通常の冷温停止を実施・成功した， 1号機は外部電源喪失し、DG起動。
， 海水冷却系の機能を維持していた事から冷温停止に成功
海水冷却系ポンプの機能維持と電源維持が出来れば、冷温停止の対応は可能である。

・
・
・
・

•

女川2号機、東海第二においては、一部海水冷却系ポンプが浸水し、非常用DGが停止状態となった。＇女川2号機でDG2台、東海第二で1台が使用不能（， もし、同時に外部電源が喪失し、全DG機能が喪失したならば、福島第一０～２号機と同様の事態となった可能性は否定できない

・ 冷温停止に成功したプラント
でも、手放しでは喜べない潜在リスクがあった事の再確認と対策・訓練が重要

・ 同上

・ 同上

同上
海水冷却系機能の重要性
同、損傷時の代替設備の確保
同、復旧作業の訓練の重要性

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教訓…冷却機能…

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高圧冷却機能①
原因発生事象／問題点•
・ 直流電源の全喪失
・ パラメータ把握不能
・ 中央制御室の司令塔機
能の不全

・ 全交流・直流電源喪失
・ IC弁開閉操作の不全•

・ 全交流・直流電源喪失•
・ HPCI弁開閉操作の不全

・ 中央制御室の電源喪失対策
・ 直流電源の浸水防止＇設置場所、
水密性、バッテリーの耐水性強化（
・ 予備バッテリーの確保＇バッテリー、
直流電源車（

０Ｆ０号機９ パラメータの把握９ 地震・津波直後に直流電源が喪失した為、計測機器が使えず炉心水位等の重要パラメータがほぼ全く把握できなかった。その結果、事態の進展に対する適切な状況把握、対処の判断が出来なかった。結果的に、高圧冷却系の対処を開始する入口段階でつまずいた。

０Ｆ０号機９ 高圧系ＩＣによる注水・減圧９ 同じく全交流・直流電源が喪失した為、高圧系＇ＩＣ（の弁開閉が殆ど操作できなかった。結果的に、高圧系冷却操作がほぼ全く実行出来ず、注水も減圧もできなかったと推察される。炉はいわゆる「水位減尐、高温化、高圧化のままで空焚き」状態となり、津波から約２時間後に損傷が開始されたと推定される

・ ２時間以内？の交流・直流電源の復旧
・ 弁開放を直・交流の両対応可に？
・ 電源に頼らない弁開放の仕組み
検討＇手動／自動化（

０Ｆ０号機９ 高圧系ＨＰＣＩによる注水・減圧９ 同じく全交流・直流電源の喪失により、ＨＰＣＩ系の弁開閉、注水もできなかった。

・ 同上

・ AMにおける多重防護の •不完全性・ 減圧・低圧冷却準備の遅延

０Ｆ０号機９ パラメータ把握不能、高圧系不能によるＡＭの機能不全９ 全交流･直流電源喪失事象が同時発生した為、交流電源の確保＇電源車（、直流電源の確保＇乗用車バッテ
リー（、ベントラインのセットアップ＇人間系（、低圧注水系のラインアップ＇消防車、ホース、消化用水源（等の対応で、ＡＭ＇＊アルファの現場の知恵（が規定する高圧系冷却から低圧系冷却への対応準備する時間を、殆ど全く確保できなかった。

•

０Ｆ１号機９ ＲＣＩＣの効能９ ０号機ではICの機能がほぼ喪失したため高圧での冷却維持ができなかったが、2号機ではＲＣＩＣが起動し運転継続した為、００日の津波発生から０４日の格納容器の損傷に繋がったと推定されるＳ．Ｃ圧力の指示値0KPa(abs)になるまでに２，３
日間の時間的猶予が発生した。

・ RCIC機能の作動

対策／教訓

・ 全交流・直流電源の同時・瞬時喪失を想定したAMの設計＇含む、水没によるバッテリーの充電不能状
態（
・ 高圧冷却系機能維持の有効性・重要性の再認識・ 高圧系冷却機能維持できてる期間に低圧系冷却機能の準備する手
項･訓練整備が重要

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教訓…冷却機能…

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高圧冷却機能②
原因発生事象／問題点

対策／教訓

・ 福島第一１号機の水素爆発•

０Ｆ１号機９ 水素爆発による度重なる注水ラインの中断・破壊による高圧系冷却の不備＇０
１日（９ ＲＣＩＣの電源枯渇＇停止（に備え、炉への代替注水を行うべく、使用可能なＰ．Ｃに電源車を接続完了したが、２月０１日の０号機の水素爆発によってケーブルと電源車が破損し、それまでの準備作業が一掃されてしまった。

・ 同上＇３号機（•

０Ｆ１号機９ 同上＇０３日（９ ＲＣＩＣの電源枯渇に伴う停止に備えて炉を冷却する為に、消防車とホースを使って海水注入ラインをセットアップしていたが、２月０３日の２号機の水素爆発によって消防車とホースが破壊され、準備作業が一掃され、使用不能となった。

•

０Ｆ１号機９ 余震の影響９ 前１頄と並行した、度重なる余震が、注水ラインのセットアップ
等の作業を中断し、適切な時間に完了できなかった。

・ AMの機能・想定不備•

０Ｆ１号機９ ＡＭの機能不備９ 以上の様な事象が作用した結果、１号機の高圧系冷却に関しては、津波後に生き残ったＲＣＩＣの操作以外の有効打(代替注水)を講じることが出来なかった。

・ 直流電源の維持
・ その間の代替電源の手配失敗•

０Ｆ２号機９ 直流電源の重要性とRCICの効果９ 地震・津波後も直流電源＇DC０１４V主母
線盤 ２A、２B（が生き残っており、その電源を利用して高圧系＇RCICもしくはHPCI（が起動している。しかし、その後の追加電源の確保ができず、RCIC起動から約3４時間後に生き残った直流電源の容量が枯渇した時点で、HPCIも停止している。結果的に、減圧・水位回復は成功していない。＇その後バッテリー枯渇が確認されているため、停止原因も枯渇と推定（•

０F２号機９ HPCIの効果９ バッテリー容量の枯渇によって０１日００９２５にRCICが停止後、
同日０１９２４に高圧系HPCIが起動した。その後、一時は炉圧が６－４２MPaから／－４７MPaまで降下したものの、電源枯渇によって０２日１９３１にHPCIが停止し、炉圧が約６－３MPaまで再上昇している。＇その後バッテリー枯渇が確認されているため、停止原因も枯渇と推定（

・ 余震の頻発・ 乗用車等からのバッ
テリーの活用・ HPCIの作動

・ 複数プラントが稼動している事のリスクの再確認
・ 水素爆発の絶対的防止・ 同上・ 务悪環境の重層を想定したAM設計と訓練の必要性
・ 同上＇電源・冷却機能・海水系の瞬時喪失、余震の頻発等を含む（
・ 直流電源、RCIC機能の重要
性の再認識
・ 追加電源確保の多重化、強化と訓練実施・ 同上

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教訓…冷却機能…

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高圧冷却機能③
原因発生事象／問題点

対策／教訓•
・ AMの不備＇直流電源の予
備確保、予備電源の確保（
・ 同上＇水没による直流電源の瞬時全喪失、充電不能状態への対策想定なし（０F3号機９ AMの不備(直流電源の予備確保。または予備電源の確保)９ ０F２号機は、
同０，３号機の中で唯一、直流電源が生き残ったプラントであるが、クロノロジーを見る
限りでは直流電源の容量が枯渇するまでの間に、追加の予備電源の確保が出来ている形跡は見受けられない＇その後のHPCIの停止後に社員乗用車のバッテリー等を使用（。また、直流電源の予備としての非常用バッテリー等が建屋内または免震重要棟に備蓄されていた形跡も見受けられない。おそらく、こうした事態に備えた予備の直流バッテリー確保について、従前からAMに定義されていないと推測される＇＝常設の直流バッテリーが７時間持つ間に、交流電源を復旧し、そこから直流バッテリーへ充電するという対策以外は、対策が定義されていない模様。結果的にRCICやHPCI等の高圧系冷却設備が十分に機能しなかった事の一因となっている。

・ AMの不備＇直流電源が多重防護になっていない？（•

０F２号機９ AMの不備＇多重防護（９ 前頄と関連し、AMの多重防護の観点からも、２号機の高圧系＇RCIC/HPCI（の電源回復については、「直流バッテリーが機能している
７時間の間に、交流電源を復旧させ、復旧させた交流電源からバッテリーへ充電する」という０種類の解決方法しか定義されていない様に見受けられる。多重防護の観点から、弱点があると推測される。

・ AMが想定しない環境下で
の復旧業務

•

０F3号機９ AMが機能せず＇炉心スクラム＆交流電源の喪失（９ ０Fの中で、２号機だ
けは「地震発生、交流電源の喪失、炉心スクラム、直流バッテリー確保＇７時間（」という「AM想定内」の事象であると思われるが、その後、冷温停止には全く至っていない。炉心のスクラムからHPCI停止＇０２日１９３１（までの約２５時間弱の間は、直流電源と高圧
系＇RCIC、HPCI（で炉心の重大な損傷を阻止しているが、AMが想定する「その間に交流電源を復旧し、炉心減圧と低圧系冷却への移行」に至っていない。

・ 直流電源の予備確保、多重化＇全バッテリが水没すると交流電源を手配しても充電できない（

・ 同上
・ 直流電源の瞬時全喪失、水没による充電不能状態を同時想定したAM設計と訓練

・ 同上

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教訓…ベント…

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ベント機能の実態＇SR弁操作による減圧（①
原因
・ 全交流・直流電源の喪失
・ SR弁の機能喪失

・ 同上発生事象／問題点

対策／教訓•

1F０号機９ 直流電源喪失によるSRVの機能喪失９ 地震・津波によって全交流・直流電源が喪失した為、高圧冷却系で活用するSRV＇逃がし安全弁（が機能喪失した。０号機に関しては、SRVは何も実施できていない。このため、ICによる減圧を実施したが、务悪環境も相まって、ICを設計どおりに機能できていない。その結果、炉の減圧が実行できず、炉圧が上昇し続けた。＇原子炉圧力降下に関しては、SR弁開固着、圧力容器の温度上昇による
SRVフランジ部ガスケットからの蒸気漏えい等が発生し、減圧した可能性があり、現在までのところ推定である（•

０F１号機９ 直流電源喪失によるSRVの機能喪失９ 同上。 ＇＝＞ P/C＇１A、１B、１C、１D（は生きていたが、０号機同様に直流バッテリーがバッテリー室もろとも水没によって喪失した。従って、SRVが機能喪失した。（RCIC停止したことから、原子炉圧力を減圧して低圧系での注水を実施することとし、予備バッテリーを活用してSRVの減圧操作を実施した。

•
・ 同上
・ 予備バッテリーの手配遅延・ 消防車注水ライン構築の遅延？

０F２号機９ 予備バッテリー不足によるSRV実施の遅延９ 直流電源が＇２A、２B（が使用できたことから、マニュアルに従い、RCIC･HPCI のバッテリーを出来るだけ長く維持できるよう
不必要な負荷を切り離し活用していた。バッテリーは約35時間HPCIトリップするまで継続使用できた。HPCI停止後は消防車による注水をするため、SRVを操作しての原子炉の減圧を試みたが、バッテリー枯渇によりSRVが操作出来なかった。その後、社員の乗用車からバッテリーを取り外して集め、０２日８９／７にSRV開操作を行い、炉圧を急速減圧したものの、実施タイミングが遅延した＇HPCI停止＝０２日１９３１。その約５時間半後（。その後、８９１４に消防車＇０F４・５号機用の０台、１Fから持ってきた０台（による代替注水を開始できた。

・ 直流電源の多重化＇予備バッテ
リー、バッテリー車、交流電源車からの充電機能等（
・ 直流電源＇バッテリー（の耐水性強化＇保管場所、保管庫・バッテリー自体の耐水性（・ 予備バッテリーの常設、設置時間の最速化
・ その為の対応部員の増員と訓練
・ 直流電源に頼らないSR弁の仕組
み？

・ 同上・ 常設直流電源の強化＇持続時間の延長（
・ 消防車等による代替注水ラインの
構築時間の短縮138
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教訓…ベント…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

６.ベント機能の実態＇SR弁操作による減圧（②
原因
・
・
・
・

発生事象／問題点

外部電源の確保
直流電源の確保
RCICの機能健全
低圧冷却系のライン構築

・ 電源確保の失敗
・ それに伴う高圧冷却系機能の不全
・ SV弁による減圧の不全•

１F１号機９ SR弁による圧力容器の減圧の成功事例９ １F2号機は津波によって非常用DGが水没し、最終ヒートシンクを喪失した。しかし、外部電源からの供給が可能であり、ほとんどの電源盤と直流電源も機能していた。その後、
RCICによって原子炉水位を維持し、復水補給水系＇MUWC（のラインナップの為の時間を稼いだ。MUWCの準備完了後、SRVの開閉を行い、想定通りに炉の減圧を行い、MUWCによる低圧系注水を実行し、冷温停止を達成している＝＞ 外部電源、直流電源の重要性。

•

０F０～２号機９ AMの限界＇特に高圧系でのつまづきのリスク（９ 1号機～3号
機は高圧冷却系の機能が停止してから原子炉の減圧操作を実施しており、高圧冷却系の機能が維持されている状態での低圧系への切り替え準備が実施できなかった。過去に経験したことのない务悪な環境下での作業もあいまって作業が遅れたものと考える。

対策／教訓
・ 以下の重要性、有効性の再確認－ 外部電源、直流電源－ 前頄を前提とするRCIC機能－ 同、低圧冷却機能

・ 同上・ AMの見直し＇今回分かった想定外事象の組込み（・ 同＇今回の様な事象が発生した
場合、通常の冷温停止シークエ
ンスを不能と判断する基準と低圧系準備開始の目標対応期間の設定等（
・ 同＇前頄の際に、その後の２次的な行動指針の設定＇１００点満点を目指さず、最悪事態を防ぐ。例、
水素爆発防止、建屋ベント、海水系注入、ICによる最速・急速減圧など（・定期的な訓練による対応能力の維
持

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教訓…ベント…

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ベント機能の実態＇PCVベント（①
原因発生事象／問題点

・ 交流・直流電源の喪失
・ 照明の喪失＇建屋内の暗闇化（
・ 炉心損傷に伴う建屋内の線量上昇
・ 余震の頻発＇避難要（・ コンプレッサ空気圧の不足
・ 代替コンプレッサ、アダプタ等の調達、運搬遅延
・ 格納容器ベントの実施遅延•

０F０号機９ PCVベント実施の遅延９ ０１日／／９／５にD/W圧が５／／ｋPa abs超の可能性を把握した時点でベント準備指示がなされているが、最終的にベントが実施されたのは12日０３９２／だった。実際に着手した／８９／３から約5時間半を要している。
その理由として、–交流・直流電源の喪失による弁開放の駆動電源喪失–
同、中央制御室他の照明の機能喪失＇建屋内が暗闇化（–
炉心損傷の進行に伴う建屋内の線量上昇＇特に、地下０階（–
余震頻発による現場操作の禁止指示–
近隣住民の避難完了までの待機、その状況把握の通信手段の不足–
ベント現場確認時の現場従業員と中央制御室間の通信手段の欠如–
コンプレッサ空気圧の不足による弁開放の失敗–
代替の仮設コンプレッサ、アダプターの調達、運搬に時間を要した
その結果、ベント開放がなされ、格納容器の減圧は確認されているものの約1時間
後には原子炉建屋で爆発が発生している。

・ RDの作動圧高•

０F2号機９ ラプチャー・ディスク＇RD（作動圧によるS/Cベント失敗９ 最初に試みた
S/Cベントにおいては、０３日００９／０の２号機爆発によって電磁弁励磁用回路が外れるというベントラインの障害等を克服した上で同日１０９／／頃にRDを除くベントライ
ン構成完了していたが、D/W圧が最高使用圧３１６ｋPa gage＇４30kPa abs)を超えていたにも関わらず、同日１２９２４頃S/C側の圧力がRD作動圧よりも低い為にベント失敗と判断、D/Wベントへの切り替えをせざるを得なかった。

・ 同上

•

対策／教訓
・ 電源確保＇直流、交流、予備電
源（
・ 照明の確保＇建屋常設、現場作
業携帯用等（、・ 緊急通信手段の確保、・ 予備コンプレッサ、アダプタの確
保・ 全電源喪失時においても確実に実行できるベント仕組みへの変
更＇現地に行く事なく、予備駆動
力で開放＇最終的には手動（（・ RDの作動圧の見直し。
・ 高いベント実施圧に設定した理由の確認

０F１号機９ D/Wベントの失敗９ 前頄のベント失敗後、15日／／９／１頃、D/Wベント
弁の開放を試みた。ベントラインは０４日／９／１に準備完了し、その後D/W圧は６４／
k Pa abs前後を推移するものの、数分後にはベント弁が閉であることを確認。その後、
同日５９／／～５９０／頃、Ｓ/Ｃ圧力が／ｋＰa(abs（を指示したおとから、格納容器損傷がはっせいしたものと推定され、ベント失敗している。

＇出来るだけ放尃性物質の放出を抑えるために設計圧力の１倍弱に動作圧を設定していた。動作圧力を高めに設定したことが、燃料破損による大量の水素発生となり、格納容器からの漏えいした水素が３％以上の濃度に導き易くしたのではないか？（・ RD撤去し、ベント用弁の開放によるコントロール作動への切替検討

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教訓…ベント…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

ベント機能の実態＇PCVベント（②原因
・ 空気圧縮機の圧不足
・ 電磁弁の不具合
・ ベントラインの構築遅延・ 暗闇・ 作業環境の高温・多湿
化
・ ベントライン構築の難航

発生事象／問題点•

０F１号機９ 空気圧縮機の圧不足、電磁弁の不具合によるベントラインの設定遅延９０３日００９／０の２号機爆発後、ベントラインの準備段階において、S/Cベント弁＇AO
弁（大弁の開操作を行ったが、空気圧縮機の空気圧不足により開操作ができていな
い。同様に、同じラインナップの工程において、同AO弁が電磁弁の不具合により開不能と推定されている。

•

０F２号機９ 暗闇、高温多湿環境によるW/Wベント準備の難航９ ０１日３９４／頃＇＝
RCIC起動中（、中央制御室照明用の小型発電機にてS/Cベント電磁弁を励磁させた
後、当直員がトーラス室にて弁開放を確認に赴いたが、照明喪失とSR弁からS/Cへの高温蒸気の噴出し等により、室内は高温・多湿・暗闇の务悪環境となり作業が難航している。０２日００，０１時頃にもトーラス室においてS/Cベント弁＇AO弁（の開ロックを行っているが、室温上昇、SR弁作動による振動によって開ロックに失敗している対策／教訓
・ 空気圧を使わないベント構造の検討 ＇仮設コンプレッサ車等の準備、作業環境整備、繋ぎ込み作業のできるライン構成への変
更、手動操作可能な弁への変
更等（・ ベント位置の見直し、再考

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教訓…ベント…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

7.ベント機能の実態＇PCVベント（③
原因発生事象／問題点

対策／教訓

・ ボンベ交換作業の遅延•

０F２号機９ ボンベ交換による作業遅延９ ０１日４９１２頃S/Cベント＇AO弁（の開放を試みるが失敗、ボンベ交換によって成功している・ ベント弁駆動用ボンベ等の予備確保。
・ 同、交換業務の訓練実施

・ 駆動用ボンベ圧力のリーク•

０F２号機９ 駆動用ボンベの不具合等によるベント開放状態維持の困難９ ベント成功後の０２日００９０６頃に駆動用ボンベ圧力リークによりS/Cベント弁AO大弁が閉状態に戻っている。

・ 駆動用ボンベの接続部・接合部の強化＇安全系への格上げによる空気供給ラインの信頼性の確保、多重化検討（

・ 大弁駆動用空気圧の不足
・ 電磁弁の励磁維持の不全•

０F２号機９ 大弁駆動用空気圧や空気供給ラインの電磁弁の励磁維持の困難によるベント開放状態維持の困難９ ２号機はベント成功したものの、それ以降の開放状態の維持に難航＇または失敗（している。理由は、大弁駆動用空気圧や、空気供給ラインの電磁弁の問題＇励磁状態が維持できず（と推定される。爆発後も同様の状態が４回程度発生している模様

・ ベントそのものの仕組み見直し及び開放状態維持の構造強化＇安全系への格上げによる空気供給ラインの信頼性確保、多重化検討（

142
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教訓…冷却機能…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

低圧冷却機能①
原因・ 消防車による注水の難航、
遅延・ ディーゼル駆動消火ポン
プの故障
・ 地震・津波による消火栓の破損＆ろ過水の噴出し停
止・ 代替水源探しに手間取る
・ 消防車の不足・ 务悪環境による消防車の
移動難航
・ 消防車からの注水ラインのセットアップの遅延
・ 消防車の注入能力の不足

発生事象／問題点•

０F０号機９ 消防車による注水の難航・注水開始の遅延９ ００日０６９０１の早い段階から消火系ラインと消防車による注水検討を指示している。しかし、ディーゼル駆動消火ポン
プの故障が発生し、消防車から消火系ライン送水口へ直接注水する方針へ変更した＇０
１日０９３７（。前述の消防車からの注水ラインのセットアップ＇消防車の融通、建屋への移動、消火系ラインへのつなぎ込み（に時間を要した為、注水開始が０１日４９３５と難航した。主な理由は次の通り、
–
–
–
–
–
–
–

ディーゼル駆動消火ポンプの故障
地震・津波による消火栓の破損＆ろ過水の噴出し停止＇ろ過水の弁を手動閉
鎖（代替水源探しに手間取る＇現場確認の結果、防火水槽が使用可（
消防車の不足＇２台中０台は津波で故障、０台は４・５号機側にあり移動不可（
务悪環境による消防車の移動難航＇道路を漂流した重油タンクが封鎖、本部
ゲートは停電で遮断、１，２号機間ゲート鍵を破壊してルート確保（
消防車からの注水ラインのセットアップの遅延＇消防車手配、建屋移動、消火系
ラインのつなぎ込み（
消防車の注入能力の不足＇０回０／／／リットル（

対策／教訓
・ 予備水源の強化・増加＇大型防火水槽の設置（・ 消防車・ホースの増強
・ 消防車設置場所の見直し
・ 消防車移動ルートの事前確保＇電源喪失時のスムーズな移動（
・ 予備電源・ポンプの確保、消防車の能力強化など
・ ディーゼル駆動消火ポンプ故障原因の究明とその対策

０１日４９３５の注水開始から０３９４２の注入完了＇累計７／トン（までの間、０回０000リットルずつに注水していたが、途中からは連続注水が可能となった。しかし、それまでには何度も消防車が往復しており、事象の進展が早い状況下ではより効率的な対応が必要である。

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教訓…冷却機能…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

低圧冷却機能②
原因
・ 防火水槽の形状不足
・ 注水の非効率性

発生事象／問題点
・

０F０号機９ 防火水槽の形状による注水の非効率化９ 水源確保の為に、２号機防火水槽から０号機防火水槽へ淡水輸送を繰り返したが、防火水槽はホースが０つしか入らない形状の為、淡水補給の度に０号機への注水ホースを取り出し、注水中断を余儀なくされた•

０F０号機９ ほう酸水注入系＇SLC（の準備遅延９ 消防車による注水と並行して、電源車
による電源復旧を行い、ほう酸水注入系＇SLC（ポンプの復旧を進めている。０１日の０４９
２５にほう酸水注入準備が完了したが、その直後＇０４９２５（に０号機で水素爆発が発生
し、SLCポンプ用ケーブル・高圧電源車が破壊され、使用不能となった。

•

０F０号機９ ほう酸水注入遅延９ 爆発後の０１日０８９／３に消火系ラインから消防車による海水注入が開始される。その後１／９３４にほう酸を海水へ混ぜて注入開始した。

・ ほう酸水注入＇SLC)の準備遅延

・ 同上＇爆発による（対策／教訓
・ 防火水槽ホース接続形状の見直し・ 予備電源＇高圧電源車（の確保・ ケーブル、消防車等の増強

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教訓…全体…

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全体からの教訓①
原因・ 想定外事象、過酷事象の重層による対策行動の難航・遅延等

発生事象／問題点

対策／教訓•

AM全体９ 対策行動の難航、遅延、その重層９ アクシデントマネージメントとして、低圧系の注水改造、マニュアル整備等を実施してきた。しかし、実際の現場対応では、务悪な環境もあ
いまって電源復旧、低圧系注水に時間を要し、事象の収束できなかった。

•
・ 前頄を想定した日頃のAM対策行動の訓練不足

AM９ 夜間・休日を想定した準備９ 今回の対応では、地震や津波による瓦礫が散乱し、また夜間作業も多く、現場対応の難航・遅延が発生している。

•

水源、水経路９ 複数目的で共有するリスク９ 中越沖地震により柏崎刈羽原発２号機にて変圧器火災が発生し、消火設備の重要性が認識された。今回の女川原発０号機でも、Ｍ．Ｃ電源盤の火災が発生している。福島第一原発では、火災の発生はなかったことから、低圧系の注水に消火系ラインと水源を活用できた。しかし、もしも火災が発生していたならば、プラントへの注水と消火対応が重複していた可能性も否定できない。

・ 水源や注水経路を複数の目的で共有する事のリスク•
・ 同一立地に複数のプラントを保有・稼動する事のリスク
・ 複数プラントで過酷事象が同時発生した際の現場対応の難しさと対応力の不備

AM全体９ 一箇所で複数プラントを稼動するリスク９ 福島第一０～３号機の原子力災害対策
本部では、ＩＣによる高圧での冷却状態を確保出来なかった事から、０号機を優先して対応した。１・２号機については、ＲＣＩＣによる高圧冷却が出来たことから、優先項位を下げて対応している。当初判断としては正しかったが、その後の１・２号機における燃料損傷等のクロノロ
ジーを見る限りでは、ＲＣＩＣの直流制御電源が枯渇する前に低圧冷却系の準備が出来ていれば、最悪の事態には至らなかったかもしれない。

・ より具体的な想定下でのAM
訓練の継続・強化＇今回の地
震・津波現象、対策行動の目
標時間設定、所要時間の確認、定期的訓練によるノウハウ蓄
積等（
・ 夜間・休日での電源喪失等を想定した現場訓練・ 夜間の視界不良を想定した弁や計器等の「見える化(蛍光塗料塗布等（」、標準化
・ 水源の棲み分けの検討
・ 最重要水源の多重化(火災対応も考慮した水源確保（
・ 当時の現場体制の課題の整
理・ 複数プラントで過酷事象が同時発生した事による問題点の整理・ 前２頄のAMマニュアルへの反
映と訓練

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教訓…全体…

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全体からの教訓②
原因

発生事象／問題点•

第一１号機９ R/D作動圧高によるベント難航？９ 格納容器サプレッション・チェンバー＇S/C)からのベントは、第一０号機、２号機では成功した。しかし１号機の同ベントでは、ドライウェルは最高使用圧力を超えていたにも関わらず、サプレッションチェンバー圧力がラプチャーディスク＇R/D（作動圧に到達せずベント出来なかった。その後、ドライウェルから圧力開放することとし、系統構成を完了したが、S/Cの損傷が発生し、やはりベント失敗している。

・ 格納容器ベントと水素爆発の関係性
・ 水素漏洩のメカニズムが不明•

第一０・２号機９ 格納容器ベントと水素爆発の関係９ 福島第一０号機及び２号機では、格納容器ベント成功後の1～2時間後に水素爆発が発生している。燃料溶融により炉内で発生した水素が、ＳＲ弁動作時のサプレッションプールへの蒸気放出時に格納容器へ充満し、その後、格納容器のペネトレーションやベント配管からの水素漏洩、または排気筒へのＳＧＴＳ配管や換気系配管からの水素逆流等によって、原子炉建屋に水素が回り込
み、可燃限界以上に蓄積した事で、水素爆発に至った可能性がある。本プロジェクトでは、格納容器ベントの実施が、こうした建屋内への水素蓄積を加速させ、爆発を促進した可能性について検討された。実際の因果関係や詳細は不明であるので、解明される事を期待する。

・ 外部電源喪失の長期化
・ 直流電源喪失の長期化•

全体９ 外部電源、直流電源の喪失の長期化のリスク９ 外部電源喪失、非常用ＤＧ喪失、海水冷却系設備喪失は福島第一、福島第二、女川、東海第二でも発生している。また、直流電源喪失まで至ったのは福島第一だけである。外部電源の確保は、高圧冷却系での冷却継続が可能となり、低圧冷却系の海水系ポンプ・モータの復旧、電源車配備を可能にした。全交流電源喪失の長期化は、直流電源をも枯渇させ、プラント復旧の絶望を意味した。海水ポンプの喪失はＤＧ喪失に至り、外部電源の復旧もしくは海水ポンプの復旧が急務となる。

・ 第一２号機のラプチャ・ディ
スクの動作圧の設定が高い対策／教訓
・ ラプチャ・ディスクの設定圧の再検討
・ ラプチャ・ディスクの定期的な点検と交換
・ 建屋への水素漏洩経路の特定・ 水素漏洩の対策
・ 炉心溶融後のベントのあり方の再検討＇窒素封入、動作圧
等（
・ 原子炉建屋への水素蓄積の防止策、換気策・ 直流・交流電源の代替の多重化
・ 代替電源の接続機器一式の準備
・ その訓練の強化

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教訓…全体…

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全体からの教訓③
原因発生事象／問題点

・ ベント作動圧と水素爆発の関係性の検討不足？
・ 水素爆発のリスク把握、対策等のAM自体への反映不足？

•

福島第一全体９ 水素爆発のメカニズムとベント作動圧等との関係性９ 東京電
力では、格納容器のベントについては、放尃性物質の放出による住民への影響を出来るだけ避けることとし、ベント実施圧力の設定値を他電力と比べて高めに設定していた。しかし、この判断が今回の水素爆発の要因ともなり、格納容器に大量の水素蓄積になったものと推定する。また、この水素爆発の発生については1号機の対応においてクロノロジーの中でも予防策を講じた実績もないことから、
東京電力内では想定外事象であったと推定する。

・ 全電源喪失による中央制御室の司令塔機能の不全•

福島第一全体９ 中央制御室の機能不全のもたらした影響９ 全交流電源喪失
は、計器電源を喪失させたことから運転員から監視業務を取り上げた。監視不能状態では、次に打つべき方策をも出来なくなる。また、原子炉が高温状態では、仮設電源による計器を復旧しても正確な指示を示しているかは疑問となる。監視不能状態は、運転員の恐怖心を募ることとなり適切な判断にも影響してくる。運転員が適切な判断を実施できるように整備することが重要。

•

福島第一全体９ ０～３号機の爆発は、外部環境への放尃能漏洩を引き起こし、地元に対し甚大な被害を与えた。現在も、土壌汚染や被曝の影響等に苦しむ、
あるいは悩む被災者が多数存在する。特に、爆発によるセシウム０２６の拡散は長期に渡って影響し、問題が大きい。水素爆発を絶対に起こさない事、放尃性物質の拡散をさせない事、もしくはその影響を最小に抑える事が最重要である。

・ 水素爆発・ それに伴う放尃性物質の漏洩

対策／教訓
・ 水素爆発のメカニズムの解明＇漏洩経路、蓄積経路、着火要因等（
・ 水素蓄積の防止＇検知機、建屋ベント機能等（・ ベントと水素爆発の関係の検証
・ それらのマニュアルへの反映

・ 中央制御室の照明、作業環境、計測機器の作動等の確実な担保＇電源、照明、作業服・線量計・什
器等（
・ AMへの反映と日常での訓練の継続強化
・ 遠隔式の計測器の採用

・ 水素爆発の防止・ 放尃性物質の漏洩・放出防止策＇フィルター･ベント設置等の検討（

147
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教訓と対策－ 対策 －

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対策…

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対策： 電源の確保
対策＇影響緩和（対策(発生防止（対策頄目

外部交流電源の確保

電源の確保

制御室機能
の確保
高圧冷却系
の確保
ベント機能
の確保
低圧冷却系
の確保

外部交流電源の確保●●

開閉所の水密性、耐圧性の向上。
開閉所設置位置を高い位置とする。もしくは、津波が襲来しても設備保護できる防潮壁を設置する。
● 送電鉄塔、発電所開閉所の耐震性向上、を評価するとともに耐震性向上を設計指針にて要求する。
● 対変電所からの送電線の多重引き込み＇最低１回線（を実施することにより外電喪失頻度を極端に低減。また外部電源は各プ
ラントと連携させる。
(中長期対策として（● 変電所からの送電を架空線から地下ケーブル送電方式を採用する。
● 遠隔操作９ 電源車から遠隔で原子炉へ電源供給する為の送電経路・ケーブル等の確保＇または、無線供給できないか？（● 変電所側の耐震性を向上させるとともに設計指針にて要求する。
非常用ディーゼル発電機＇ＤＧ（の確保

最終ヒートシンク
の確保

水素爆発．
放尃能漏洩
防止
災害対策マニュアル．インフラ等●●●

ＤＧ室給気口からの浸水防止策を実施する。
ＤＧ室の水密性･耐圧性の向上。
ＤＧ室間での電源間融通が可能となるよう制御･電源ケーブルを配備しておく。
(中長期対策として（● ＤＧ関連一式の設置場所の高所設置＇ＤＧ、電源盤等の一式（● ＤＧ電気融通機能の強化９ 全てのＤＧを、全ての原子炉に共有できる多重化を計る＇４・５号機は融通できたが、０，３号機には融通できなかった（● 多尐の水没では機能喪失しない設計とする● 定期検査中はＤＧが点検している可能性が高いため、停止中の脆弱性を払拭する必要あり。ＤＧ1台を追加する。
増設にあたっては、空冷式ＤＧ･ガスタービン等を高台に増設する。空冷式の場合、海水ポンプ、海水循環系が不要。なお、淡水による冷却系は津波被害を避けるため高台設置とする。

●なし

非常用ＤＧの確保(中長期対策として（● 地震スクラム時のDG自動起動インターロックへの変更

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対策…

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対策： 電源の確保＇その２（対策＇発生防止（

対策頄目

電源の確保

制御室機能
の確保
高圧冷却系
の確保
ベント機能
の確保
低圧冷却系
の確保
最終ヒートシンク
の確保

水素爆発．
放尃能漏洩
防止
災害対策マニュアル．インフラ等

非常用ディーゼル発電機＇ＤＧ（の確保(中長期対策として（● 津波による影響がでないよう重油・軽油タンクを高所に配置する対策＇影響緩和（非常用ＤＧの確保● なし

直流電源の確保
直流電源の確保● 津波による浸水が発生しないように部屋の中に移設するとともにその部屋の耐圧・水密性を確保する● 直流電源が被災し使用できなくなった場合のための移動式
バッテリー車(直流０１４Ｖ、１３Ｖ、１４／Ｖ（およびケーブルの配備を実施する。
＇中長期対策として（● 直流電源の設置位置を高い位置に移設する● 直流電源の容量アップ＇8時間から24時間以上の長時間対応（● なし

交流電源の確保

交流電源の確保● 交流電源設備の水密性・耐圧性の向上する● 電源車の強化
・
常設、増台＇必要負荷容量から必要電源車台数を確保（、設置場所＇例、高台（の見直し
・
電源車の種類を増やす９ 直流、交流、直・交流混載、発電機付き、ＤＧ搭載など● 電源車から電源盤の接続箇所の複数設置と耐水性の確保● 電源車以外の予備電源の増設● 交流電源の早期復旧のため、電源ケーブルの配備、端末処理が迅速に出来るための冶工具最適配備(中長期対策として（● 交流電源の融通＇全号機ともＭ．Ｃ間、Ｐ．Ｃ間での融通可能となるよう接続（● 電源車・予備電源等の津波・地震が去ったあとの空輸移動の積極
活用 ＇原子炉建屋屋上･周辺にヘリパッドを設置（● 交流電源の設置位置を高い位置に移動する

●

なし

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対策…

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対策： 制御室機能の確保
対策＇発生防止（

対策頄目

電源の確保

制御室機能
の確保
高圧冷却系
の確保
ベント機能
の確保

対策＇影響緩和（制御室機能の確保

制御室機能の確保● 運転員の居住性･監視性確保

●

・

・

緊急時における放尃線の影響を受けないようにするために、中央御室の遮蔽効果を向上させる。
(中長期対策として（・ 中央制御室の換気空調系の維持を確実にするために中央制御室用のガスタービン等の非常用電源設備を配備する。

運転員の居住性･監視性確保

計器類が監視不能となった場合でも対応可能となるようバッテリーを予備として準備する。
・
防護服、防護マスク、線量計等については、対応操作が何日間も継続したことから適正な日数分は保管しておくこと。
(中長期対策として（・電源喪失により原子炉水位や原子炉圧力等のパラメータ監視が不明となった。原子炉水位、圧力、温度等について、監視不能となった場合には、携帯用計器や代替計測が可能となるよう開発が
必要。

低圧冷却系
の確保
最終ヒートシンク
の確保

水素爆発．
放尃能漏洩
防止
災害対策マニュアル．インフラ等151
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対策…

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対策： 高圧冷却系の確保対策＇発生防止（

対策頄目

電源の確保

高圧冷却系の確保

高圧冷却系の確保●

ＨＰＣＩ、ＲＣＩＣは原子炉建屋最地下階に設置されている。今回の津波では電源系の影響により使用不能となったが、ポンプやモータの健全性確保のためにも部屋の機密性、耐圧性を維持できることが必要。

●●

高圧での原子炉への注水手段としては、ＳＬＣ系、ＣＲＤ系、ＣＵＷ系でも可能であることから、この系統の電源確保も重要である。
これらの電源確保のための仮設電源容量も考慮する必要がある。

制御室機能
の確保
高圧冷却系
の確保
ベント機能
の確保
低圧冷却系
の確保

対策＇影響緩和（

夜間においては、高圧系冷却系の復旧遅れにつながりプラントの状態を悪化させ、低圧系冷却実施の準備の遅れにも繋がることになった。尐しでも、対応操作に遅れが生じないよう、操作すべき
弁、機器には蛍光塗料の塗布により現場での操作や発見がし易いようにしておくことも効果的である。また、仮設ケーブルにも蛍光塗料を塗布しておくことにより、設置場所を明確にできる。
＇中長期対策として（● 高圧冷却系の運転状態の確認の際、現場に近づけなかった場
合には時間を要し、判断遅れにも繋がる。現場状態の監視する
手段を冗長化しておくことが有効と考えるため、電源の確保を前提に、遠隔でのポンプ･計器・弁開度等の状態確認が取れるようＩ
ＴＶ＇可視（、音響モニター、振動検出器等の設置を実施する。

最終ヒートシンク
の確保

水素爆発．
放尃能漏洩
防止
災害対策マニュアル．インフラ等152
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対策…

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対策： ベント機能の確保
対策＇発生防止（

対策頄目

電源の確保

格納容器ベント機能の確保

格納容器ベント機能の確保

●

●

なし

制御室機能
の確保

●

高圧冷却系
の確保

低圧冷却系
の確保
最終ヒートシンクの確保

災害対策マニュアル．インフラ等

電源喪失時でもベントライン構成が迅速に出来るよう仮設
電源、駆動用ボンベ等の準備が直ぐに出来るよう事前に準備しておくことが有効。
2号機の格納容器ベント失敗事象に鑑み、ベント開始圧力値の再検討＇ラプチャーディスク作動圧力値の再検討（が必要。

(中長期対策として（● メルトダウン時の炉内挙動の状況把握のため中性子モニタを格納容器内に配備する。
● 駆動用供給空気圧力やベントラインの信頼性確保のため、多重化や、安全系への格上げによる信頼性の確保について再検討する。
● ベントのライン構成に時間を要していることから、手動での開操作を簡単に実施できる場所への弁設置場所の変更を検討する。
● １号機でラプチャーディスクが動作しなかったことに鑑み、弁開閉方式によるベントの採用検討する。

ベント機能
の確保

水素爆発．
放尃能漏洩
防止

対策＇影響緩和（ＳＲ弁操作による減圧ＳＲ弁操作による減圧
●

なし

●

直流電源の喪失によりＳＲ弁による減圧操作が不能となった。中央操作室にバッテリーを持ち込んでの操作となったことからバッ
テリーを準備しておくことが有効。

(中長期対策として（● 直流電源だけに頼らないSR弁の仕組み検討● 原子炉の減圧機能が複数手段することの検討

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対策…

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対策： 低圧冷却系の確保対策＇発生防止（対策頄目

対策＇影響緩和（低圧冷却系機能の確保

低圧冷却系機能の確保●

低圧状態で使用する非常用炉心冷却系ポンプは津波で浸水しないよう、水密性･耐圧性を確保することもしくは高所設置が必要。

●

給水経路の強化９ 消防車以外での給水手段の確保＇例９
空輸、海洋輸送（

制御室機能
の確保

●

消防車の選定にあたっては、給水源、注水範囲及び注水能力を考慮した適切な消防車台数や必要ホース本数を確保し、高台への配備とすることが必要。

●

高圧冷却系
の確保

●

消防車からの注水接続箇所の複数設置

使用済み燃料プールの状態が監視できなかったことから、電源確保を前提に、温度・水位監視計器を設置するとともに、測定不能となった場合を想定し、携帯式の非接触温度計や水位計を項位しておくことが必要。

●

ディーゼル駆動消火ポンプの故障原因の究明とその対策の反映。

●

使用済み燃料プールの冷却システムの多重化による信頼性確保

電源の確保

ベント機能
の確保
低圧冷却系
の確保
最終ヒートシンクの確保(中長期対策として（● 水源の強化９冗長性をもたせ、貯水槽、ダム、貯水池・湖・河川、海などからの複数個所からの給水を可能とすることが必要。
また、その給水手段と確保できる容量が十分であるかの検討も必要。
冷却水として使用する場合には以下のことも考慮すること。
・
ほう酸の注入ができること。
・
建屋内汚染水なども循環冷却用に使える構造にすること。
・
冷却ルートも複数用意されていること。

(長期対策として（●
火災時の対応も考慮し、低圧注水専用の水源確保も必要。

水素爆発．
放尃能漏洩
防止
災害対策マニュアル．インフラ等154
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対策： 最終ヒートシンクの確保
対策＇発生防止（

対策頄目

電源の確保

海水冷却系機能等の確保
●

制御室機能
の確保
高圧冷却系
の確保

海水建屋にあった海水冷却ポンプが浸水により、機能喪失となった。建屋の水密性、耐圧性を向上させるとともに、大津波注意報発生後の扉の開操作運用の徹底等を実施することも重要。

ベント機能
の確保

(中長期対策として（●
非常用電源増設やリプレイス時には海水冷却に頼らない空冷式の冷却ラインを予備系統として確保する。

低圧冷却系
の確保
最終ヒートシンク
クの確保●

津波により海水冷却系ポンプが使用不可能となった場合のために可搬式の水中ポンプ及び仮設電源を準備しておくことが必要。

●

ウエットウエルベントによるフィード･アンド・ブリードの実施＇冷温停止移行までのヒートシンク確保（●

防波堤、防潮壁の設置●

代替炉心冷却系＇水源、電源、注水系統等（を有すること対策＇影響緩和（海水冷却機能等の確保●

サイト内にモータ巻線洗浄設備の設置、予備品準備(中長期対策として（●
津波により海水系の冷却ポンプモータが使用不可能となったことから、密閉型モータの採用＇耐圧・水密性の強化（についても検討
が必要。

水素爆発．
放尃能漏洩
防止
災害対策マニュアル．インフラ等155
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対策…

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対策： 水素爆発／放尃能漏えい防止電源の確保
対策＇発生防止（

対策頄目

電源の確保

水素爆発の防止
●

制御室機能
の確保

水素充満状態となる前に、原子炉建屋の水素ベント装置を設置する＇リモート駆動＊手動駆動＊放尃性物質の吸着フィルター機能をもたせたベント方式の設置（

●

高圧冷却系
の確保

格納容器の気密性の機能強化９ ＤＷフランジ、電気ペネ
トレーション、ハッチ等のシール部の部材見直し、高温・高圧への耐性強化。

●

万一水素が大量発生した場合の、建屋閉鎖空間での滞留防止
水素検出器の閉鎖空間への設置＇独自電源またはＲＦで信号発信（
ベントを実施した場合には、格納容器内に窒素封入する等発生防止の確実な実施をする。

ベント機能
の確保
低圧冷却系
の確保
最終ヒートシンク
の確保

・
・

水素爆発／

災害対策マニュアル．インフラ等水素爆発の防止●ラプチャーディスク誤不動作防止のため、定期的な点検・交換を
検討する。

●

福島第一での事故対応に際し、０号機では放尃性物質の放出についての懸念は検討していたが、水素爆発についての想定はされていなかった。水素発生時の対応についてマニュアルに反映するとともに確実な対応が可能となるよう訓練の実施が必要。

(中長期対策として（・原子炉、格納容器、建物の上部．天井の形状を蓄積しにくい形状へ＇例、天井を斜めにして、気体が抜けられる様にする（●放尃能漏えい防止対策＇影響緩和（圧力容器をデブリが貫通した場合には、ペデスタルにおけるデブリーコンクリート反応に至ることも想定し、コンクリート補強やデ
ブリキャッチャー等の設置を検討する。

放尃能漏えい防止(中長期対策として（● 水素爆発により放尃性物質の拡散をまねいたことから、ウエットウ
エルベントの有効性を評価するとともにベントフィルターの設置検討を実施する。

156
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対策…

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対策： 災害対策マニュアル／インフラ等
マネジメント対応

対策頄目

電源の確保

制御室機能
の確保
高圧冷却系
の確保

災害対策マニュアル＇ＡＭ（の整備

インフラの強化●●

夜間･休日も含め地震後の発電所への運転員の集合、緊急時対策室要員確保など＇必ずＸ時間以内に来れる手配（●

運転員や事故復旧班の作業者との緊急時対策室や中央制御室との通信手段が切断され、タイムリーな報告が不可能であった。対応遅れにも繋がることから、情報手段の確保、適切な必要数配備が重要である。

●

緊急時対策室の環境改善として、仮眠スペース、寝具の準備を実施する。

●

免震重要棟の津波耐性の向上＇非常用電源の確保（●

地震後･津波発生後のプラント間のアクセス性向上のため・瓦礫除去用重機の適切台数配備と運転者の確保
・重油タンクの固定

・

・

・

ベント機能
の確保
低圧冷却系
の確保

災害対策マニュアル

ＡＭの再設計９ 常設する水源・電源で何時間もたせるか？それまでに、いかに外部からの応援体制を完了するか？等の確実な実施のために「現場にある水源・電源で、最悪でも何時間もたせるか？」について明確に数値設定し、その運用のマニュア
ルを設計
同時に、前頄の時間内で、追加の電源・水源・資材等の供給、現場での設置完了等を、必ず実施する為の体制
整備と運用マニュアルの設計。
定期的な訓練の実施９準備段階までを訓練と称して実施
し終了させないよう、ケーブル端末処理などの必要な作業も実施することが必要であり、その仕組みも反映させる。

●

電源復旧手項の見直し９短期間での電源復旧を想定したものから、数日間の対応を想定した手項書に整備する●

地震、津波は発電所全号機に襲い掛かることから、訓練も全号機同時訓練や夜間･休日訓練の実施が必要。

最終ヒートシンク
の確保

水素爆発．
放尃能漏洩
防止

マネジメント対応

組織の見直し、地震･津波評価手法＇中長期対策として（● 複数プラント同時事故を想定した原子力災害体制の見直し●

津波エネルギーの大きさによるリスク評価の導入●

定期的に津波・地震評価を実施する仕組み検討／インフラ等(中長期対策として（
・基幹道路の補強＇液状化対策含む（
・地震・津波に強い移動経路の確保＇地割れ・流動化しない、マンホールの無い等の移動通路・経路の建設。
●

発電所までのアクセス道路・橋梁補強の実施●

作業者の安全確保９「遠隔」で、「尐人数」で対応可能操作とすることの検討。＇例、ホースの長距離事前配備化、クレーン車の様にホース運転席からリモート操作化等（

157
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保安院指示書＇現ストレス・テスト（との比較・ 視点、考え方
・ 技術的な対策内容

158
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対策： 電源の確保＇外部交流電源、非常用ディーゼル発電機の確保（
対策頄目

保安院ST指示文書との整合IAEA報告書との整合

開閉所の水密性、耐圧性を向上。

○○

開閉所設置位置を高い位置とする。もしくは、津波が襲来しても設備保護できる防潮壁を設置する。

○○

送電鉄塔、発電所開閉所の耐震性向上、を評価するとともに耐震性向上を設計指針に
て要求する

○

○

対変電所からの送電線の多重引き込み＇最低２回線（を実施することにより外電喪失頻度を極端に低減。また外部電源は各プ ラントと連携させる。

○

○

×

×

×

×

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

多尐の水没では機能喪失しない設計とする。

○○

定期検査中はＤＧが点検している可能性が高いため、停止中の脆弱性を払拭する必要あり。ＤＧ1台を追加する。増設にあたっては、空冷式ＤＧを高台に増設する。空冷式 のため海水ポンプ、海水循環系が不要。なお、淡水による冷却系は津波被害を避けるため
高台設置とする。

○○

津波による影響がでないよう重油・軽油タンクを高所に配置する。

○○

地震スクラム時のDG自動起動インターロックへの変更

×

×

対策

外部交流電源の確保

内容

変電所からの送電を架空線から地下ケーブル送電方式を採用する。
遠隔操作： 電源車から遠隔で原子炉へ電源供給する為の送電経路・ケーブル等の確保＇または無線供給（
変電所側の耐震性を向上させるとともに設計指針にて要求する。
電源の確保

ＤＧ室給気口からの浸水防止策を実施する。
ＤＧ室の水密性･耐圧性の向上。
DG室間での電源融通が可能となるように制御･電源ケーブルを配備
ＤＧ関連一式の設置場所を、極端に高くする＇ＤＧ、電源盤等の一式（
ＤＧ電気融通機能の強化： 全てのＤＧを、全ての原子炉に共有できる多重化を計る
非常用ディーゼル発電機＇Ｄ ＇５・６号機は融通できたが、１－４号機には融通できなかった（
Ｇ（の確保

備考

送電線の強化(指示文書)
他方式の検討は必要(IAEA、産業界（

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対策： 電源の確保＇直流電源、交流電源の確保（

対策頄目

対策

内容

保安院ST指示文書との整合IAEA報告書との整合

津波による浸水が発生しないように部屋の中に移設するとともにその部屋の耐圧・水密性を確保する。直流電源の設置位置を高い位置に移設する。

○

○

○

○

直流電源が被災し使用できなくなった場合のための移動式バッテリー車(直直流電源の 流１２５Ｖ、２４Ｖ、２５０Ｖ（およびケーブルの配備を実施する。
確保
直流電源の設置位置を高い位置に移設する。

電源の確保

○

○

直流電源の容量アップ＇8時間から24時間以上の長時間対応（○○

交流電源設備の水密性･耐圧性を向上する。

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

×

×

○

○

電源車の強化・常設、増台＇必要負荷容量から必要電源車台数を確保（、設置場所＇例、高台（の見直し・電源車の種類を増やす： 直流、交流、直・交流混載、発電機付き、ＤＧ搭載など
電源車から電源盤の接続箇所の複数設置と耐水性の確保
交流電源の 電源車以外の予備電源の増設確保
交流電源の早期復旧のため、電源ケーブルの配備、端末処理が迅速に出来るための冶工具最適配備
交流電源の融通＇全号機ともＭ／Ｃ間、Ｐ／Ｃ間での融通可能となるよう接
続（
電源車・予備電源を津波・地震が去ったあとの空輸移動の積極活用＇原子炉
建屋屋上･周辺にヘリパッドを設置（
交流電源の設置位置を高い位置に移動する

備考

160
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対策： 制御室機能、高圧冷却系の確保

対策頄目

制御室機能
の確保

対策

内容

保安院ST指示文書との整合IAEA報告書との整合

緊急時における放尃線の影響を受けないようにするために、中央御室の遮蔽効果を向上させる。

○○

計器類が監視不能となった場合でも対応可能となるようバッテリーを予備として準備する。

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

運転員の居 防護服、防護マスク、線量計等については、対応操作が何日間も継続したことから適正な日数分は保管しておくこと。
住性･監視性確保 中央制御室の換気空調系の維持を確実にするために中央制御室用のガスタービン等の非常用電源設備を配備する。
電源喪失により原子炉水位や原子炉圧力等のパラメータ監視が不明となった。原子炉水位、圧力、温度等について、監視不能となった場合には、携帯用計器や代替計測が可能となるよう開発が必要。
ＨＰＣＩ、ＲＣＩＣは原子炉建屋最地下階に設置されている。今回の津波では電源系の影響により使用不能となったが、ポンプやモータの健全性確保のためにも部屋の機密性、耐圧性を維持できることが必要。
高圧での原子炉への注水手段としては、ＳＬＣ系、ＣＲＤ系、ＣＵＷ系でも可能であることから、この系統の電源確保も重要である。これらの電源確保のための仮設電源容量も考慮する必要がある。

高圧冷却系
の確保

夜間においては、高圧系冷却系の復旧遅れにつながりプラントの状態を悪化
高圧冷却系 させ、低圧系冷却実施の準備の遅れにも繋がることになった。尐しでも、対応操作に遅れが生じないよう、操作すべき弁、機器には蛍光塗料の塗布によりの確保
現場での操作や発見がし易いようにしておくことも効果的である。また、仮設ケーブルにも蛍光塗料を塗布しておくことにより、設置場所を明確にできる。
高圧冷却系の運転状態の確認の際、現場に近づけなかった場合には時間を要し、判断遅れにも繋がる。現場状態の監視する手段を冗長化しておくことが有効と考えるため、電源の確保を前提に、遠隔でのポンプ･計器・弁開度等の状態確認が取れるようＩＴＶ＇可視（、音響モニター、振動検出器等の設置を実
施する。

備考

運転状態の確認方策までは
言及せず

×

×

夜間における確認対応方策までは言及せず

××

161
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対策： 低圧冷却系の確保

対策頄目

対策

内容

保安院ST指示文書との整合IAEA報告書との整合

低圧状態で使用する非常用炉心冷却系ポンプは津波により浸水とならない
よう、水密性･耐圧性を確保することもしくは高所設置が必要。

○

○

○

○

○

○

×

×

○

○

消防車の選定にあたっては、給水源、注水範囲及び注水能力を考慮した適切な消防車台数や必要ホース本数を確保し、高台への配備とすることが必要。
消防車からの注水接続箇所の複数設置
ディーゼル駆動消火ポンプの故障原因の究明とその対策の反映

低圧冷却系
の確保

給水経路の強化： 消防車以外での給水手段の確保＇例：空輸、海洋輸送（
低圧冷却系
の確保
水源の強化：冗長性をもたせ、貯水槽、ダム、貯水池・湖・河川、海などからの複数個所からの給水を可能とすることが必要。また、その給水手段と確保できる容量が十分であるかの検討も必要。また、その冷却手段と確保できる
容量が十分であるかの検討も必要。
冷却水として使用する場合には以下のことも考慮すること。
・ほう酸の注入ができること
・建屋内汚染水なども循環冷却用に使える構造にすること
・冷却ルートも複数用意されていること
火災時の対応も考慮し、低圧注水専用の水源確保も必要。
使用済み燃料プールの状態が監視できなかったことから、電源確保を前提に、温度・水位監視計器を設置するとともに、測定不能となった場合を想定
使用済み燃 し、携帯式の非接触温度計や水位計を準備しておくことが必要。
料プール機能の確保 使用済み燃料プールの冷却システムの多重化による信頼性確保

備考

汚染水の再利用までは言及
せず
空冷方式等の検討について
は言及

○
×
×

○
×
×

×

×

×

○

×

×

冷却系の水源確保について
は言及(ST指示文書、IAEA)
使用済み燃料プールの冷却機能については言及(ST指示文書)冷却機能確保について言及
冷却機能確保について言及

162
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対策： ベント機能の確保

対策頄目

ベント機能の確保

保安院ST指示文書との整合IAEA報告書との整合

電源喪失時でもベントライン構成が迅速に出来るよう仮設電源、駆動用ボンベ等の準備が直ぐに出来るよう事前に準備しておくことが有効。

○○

2号機の格納容器ベント失敗事象に鑑み、ベント開始圧力値の再検討＇ラプ
チャーディスク作動圧力値の再検討（が必要。

××

メルトダウン時の炉内挙動の状況把握のため中性子モニターを格納容器内に配備する。

×○

格納容器ベ
ント機能の確 駆動用空気圧力やベントラインの信頼性確保のため、多重化や安全系への保格上げによる信頼性の確保について再検討する。

○○

ベントのライン構成に時間を要していることから、手動での開操作を簡単に実施できる場所への弁設置場所の変更を検討する。

○

○

×

×

○

○

×

×

×

×

対策

内容

２号機ラプチャーディスクが動作しなかった事に鑑み、弁開閉方式によるベントの採用検討する。

直流電源の喪失によりＳＲ弁による減圧操作が不能となった。中央操作室にバッテリーを持ち込んでの操作となったことからバッテリーを準備しておくことが有効。
ＳＲ弁操作による減圧 直流電源だけに頼らないSR弁の仕組み検討

原子炉の減圧機能が複数手段とすることの検討

備考

ベントシステムの操作性向上
については言及(IAEA)
炉内状態監視のための計測手法検討については言及(産業界)

163
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対策： 低圧冷却系、最終ヒートシンクの確保

対策頄目

内容

保安院ST指示文書との整合IAEA報告書との整合

津波により海水冷却系ポンプが使用不可能となった場合のために可搬式の水中ポンプ及び仮設電源を準備しておくことが必要。

○

○

○

○

○

○

○

○

×

×

○

×

代替炉心冷却系(水源、電源、注水系統等（を有すること××

津波により海水系の冷却ポンプモータが使用不可能となったことから、密閉型＇耐圧・水密性の強化（モータの採用についても検討が必要。

○

○

対策

海水建屋にあった海水冷却ポンプが浸水により、機能喪失となった。建屋の水密性、耐圧性を向上させるとともに、大津波注意報発生後の扉の開操作運用の徹底等を実施することも重要。

備考

サイト内にモータ巻線洗浄設備の設置、予備品準備非常用電源増設やリプレイス時には海水冷却に頼らない空冷式の冷却ライ
最終ヒートシ 海水冷却系 ンを予備系統として確保する。
ンクの確保 機能の確保
ウエットウエルベントによるフィード・アンド・ブリードの実施(冷温停止移行までのヒートシンクの確保（
防波堤、防潮壁の設置

164
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対策： 水素爆発／放尃能漏えい防止電源の確保

対策頄目

対策

内容

保安院ST指示文書との整合IAEA報告書との整合

水素充満状態となる前に、原子炉建屋の水素ベント装置を動作する＇リモート駆動＋手動駆動＋放尃性物質の吸着フィルター機能をもたせたベント方式の
設置（。

○

○

格納容器の気密性の機能強化： ＤＷフランジ、電気ペネトレーション、ハッチ等のシール部の部材見直し、高温・高圧への耐性強化

×

×

×

×

○

○

×
×

○
×

×

○

圧力容器をデブリが貫通した場合には、ペデスタルにおけるデブリーコンク
リート反応に至ることも想定し、コンクリート補強やデブリキャッチャー等の設置を検討する。

××

放尃能漏え 水素爆発により放尃性物質の拡散をまねいたことから、ウエットウエルベントの有効性を評価するとともにベントフィルターの設置検討を実施する。
い防止

×

○

ラプチャーディスク不動作防止のため、定期的な交換を検討する。

水素爆発／
放尃能漏え
い防止

福島第一での事故対応に際し、１号機では放尃性物質の放出についての懸念は検討していたが、水素爆発についての想定はされていなかった。水素発
水素爆発の 生時の対応についてマニュアルに反映するとともに確実な対応が可能となる防止よう訓練の実施が必要。
万一水素が大量発生した場合の、建屋閉鎖空間での滞留防止・ベントを実施した場合には、格納容器内に窒素封入する等発生防止の確実な実施をする。
・原子炉、格納容器、建物の上部／天井の形状を蓄積しにくい形状へ＇例、天井を斜めにして、気体が抜けられる様にする（

備考

格納容器本体の機能強化までは言及せず

水素の滞留防止策の検討については言及(ST指示文書)

ベントシステムの機能強化については言及(IAEA)

165
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対策： 災害対策マニュアル／インフラ等 ～ 災害対策マニュアルの整備

対策頄目

対策

保安院ST指示文書との整合IAEA報告書
との整合

○

○

○

○

○

○

電源復旧手項の見直し：短期間での電源復旧を想定したものから、数日間の対応を想定した手項書に整備する○○

地震、津波は発電所全号機に襲い掛かることから、訓練も全号機同時訓練の実施が必要。

○○

内容

ＡＭの再設計： 常設する水源・電源で何時間もたせるか？それまでに、いかに外部からの応援体制を完了するか？等の確実な実施のために・「現場にある水源・電源で、最悪でも何時間もたせるか？」について明確に数値設定し、その運用のマニュアルを設計
・同時に、前頄の時間内で、追加の電源・水源・資材等の供給、現場での設置完了等を、必ず実施する為の体制整備と運用マニュアルの設計
・定期的な訓練の実施：準備段階までを訓練と称して実施し終了させないよ
災害対策マ 災害対策マ う、ケーブル端末処理などの必要な作業も実施することが必要であり、そのニュアル
ニュアル 仕組みも反映させる。
／インフラ等 ＇ＡＭ（の整備

備考

166
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対策： 災害対策マニュアル／インフラ等 ～ インフラの強化

対策頄目

保安院ST指示文書との整合IAEA報告書との整合

×○

運転員や事故復旧班の作業者との緊急時対策室や中央制御室との通信手
段が切断され、タイムリーな報告が不可能であった。対応遅れにも繋がること
から、情報手段の確保、適切な必要数配備が重要である。

○○

緊急時対策室の環境改善として、仮眠スペース、寝具の準備を実施する。

×

×

×

×

・瓦礫除去用重機の適切台数配備と運転者の確保
・重油タンクの固定
・基幹道路の補強＇液状化対策含む（
・地震・津波に強い移動経路の確保＇地割れ・流動化しない、マンホールの無い等の移動通路・経路の建設。

○○

発電所までのアクセス道路･橋梁補強の実施

×

×

作業者の安全確保：「遠隔」で、「尐人数」で対応可能操作とすることの検討。
＇例、ホースの長距離事前配備化、クレーン車の様にホース運転席からリモート操作化等（

××

レスキュー部隊、緊急対応用
資機材の整備については言及複数プラント同時事故を想定した原子力災害体制の見直し

×○

複数炉立地における課題として言及(IAEA)

組織の見直し、地震･津 津波エネルギーの大きさによるリスク評価の導入
波評価手法

×

×

定期的に津波・地震評価を実施する仕組み検討

×

×

対策

内容
夜間・休日を含め地震後の発電所への運転員の集合、緊急時対策室要員確保など＇必ずＸ時間以内に来れる手配（

免震重要棟の津波耐性の向上(非常用電源の確保（
インフラの強化
地震後･津波発生後のプラント間のアクセス性向上のため
災害対策マ
ニュアル
／インフラ等

備考
当面必要となる対策の策定として言及(ST指示文書)

167
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アクシデント・マネジメント＇ＡＭ（体制・ 事故の分析から導かれる教訓は何か？
・ 今後の意思決定メカニズムは、どうあるべきか？

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ＡＭ体制…課題の整理…

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課題の整理 － 事故対応＇ＡＭ（の体制・意思決定に関する教訓・課題が多い
疑われる原因発生事象／問題点

対策／教訓● 普段からの事故対応手項の周知徹底、訓練実
施●

当直長・所長以下の現場部隊は、一貫して安全重視の観点から、ほぼ事故対応手項＇Ａ
Ｍ（通りの対応を実施した。更に、運転員は手項書のみならず応用操作の訓練も実施している。水素爆発に至るまでの現場の対応過程においては、こうした訓練の効果があったと思われる● 普段からの訓練の重要性の再認
識、更なる強化● 特に、対策行動のスピードアップ● 情報共有、通信手段の手項・機能不足● 統合本部の設置●

報道では、当初東電本店と発電所、国と東電の間のコミュニケーション不足が取り上げられている＇例、政府が直接福島第一に連絡（。この点の解明はできなかった。
２月０４日の国・東電の統合本部設置以降は、こうした点は解消した模様● 情報共有の質・量・速度の強化● その為の仕組み作り● リアルタイムで情報共有する仕組みの重要性の再確認● 複数プラント同時対応の想定不足。対応遅延●

本店側では、第一と第二の合計０／プラントの対応が必要であった。しかし、そうした人材配置は想定できていなかった。要員を確保(本店約200名、第一約400名、第二約200～300
名（できたものの、実態としては複数同時多発事故に対する体制・要員数が不足し、訓練も不足していたと考えられる● 複数プラント過酷事故時のプラント
別対応者、要員の決定、訓練● 資機材手配の事前準備、訓練の不足● 自衛隊による機動的な資材供給● オフサイトセンターの停電、通信障害等●●●●

本店・各プラント間において、資・機材の送付がスムーズに実行できなかった＇例９ＪＶや小浜ＣＣからの送付（。また、過酷事故時に要求されるタイミングでの供給は困難だった
国と東電との統合本部の設置＇２月０４日（以降、自衛隊による資機材の運搬はスムーズに実施された

震災当日、停電によってオフサイトセンターが機能しなかった。その後も、ＴＶ会議システム
は使えなかった模様＇東電ブースのものは機能（。その為、最も重要な時期に、十分な情報共有が困難となった● 資機材手配時の体制、通信手段、
仕様一覧、入・出荷チェックの設計、訓練● 過酷事故時の、自衛隊等との連携の手項・体制の確立● オフサイトセンターの非常用電源、通信手段の確保169

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ＡＭ体制…課題の整理…

課題の整理＇続き（疑われる原因発生事象／問題点

対策／教訓● オフサイトセンターの機能定義、関係各者間での認識の共通化、訓練等の不足●

復旧後のオフサイトセンターでは、情報共有の場として機能したが、事故対応に関する検討・意思決定の場としては十分に機能しなかった模様。また、地元の避難対応等が膨大となった為、政府・電力会社・自治体の全関係者が集合・討議する事が困難であった● ＡＭ体制と役割全体の再定義、認識の共有● 関係者全体での実践的訓練の実行。場所の確保● 東電・国・県等のハイレ
ベルでの事故対応の訓練不足●

東電・国・県等が、対応方法・手段を定め、訓練も実施していた。しかし実際には、要求時間内に実施できず水素爆発に至った● 実践的な訓練の強化＇特にス
ピードアップ等（● 避難指示・誘導における現地対策本部＇国・県・市町村等（の行動設計の不足、事前訓練の不足等●

避難指示・避難誘導において、原子力災害現地対策本部が必ずしも一体となって対応出来なかった。また、国･県・市町村の役割分担は設計されていたが、具体性に欠けていたために十分に機能しなかった● 現地災害対策の体制・役割分担の再検証● 習熟するまで訓練の実施、強化●

原子力立地県・市町村の災害対策本部は、原子力災害のみならず、同時に発生しうるその他の災害対応＇例、火災・震災・水害等（も必要となる。このため、原子力災害に特化した対応策を再検討する必要がある。

●

原子力災害時には、情報は入手しても、その内容を理解し、対応方針の迅速な判断が必須となる。適切に実施する為には、県・地元自治体において、原子力の専門職者の配置が必要● 地元の複数・重層的な災害発生時の対応計画・体制の再構築● 実践的な教育、研修、訓練● 原子力の専門知識を要する人材の配置、活用170
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ＡＭ体制…現状…プラント…

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ＡＭ体制の現状＇福島第一の例（ － 今回の様に、複数プラントにおいて過酷事故が同時発生した場合に、適切な対応能力・キャパシティを有していたのか、検証が必要
福島第一の運転体制

免震重要棟
＇所長（
免震重要棟

各プラントの
中央制御室

ユニット所長０名＇４・５号機担当（

ユニット所長０名＇０～３号機担当（

当直長０名
当直副長０名

当直長０名
当直副長０名

１号機

３号機

２号機

４号機

当直長０名
当直副長０名
５号機

６号機

各号機ごとに・ 主任 １名、 副主任 ０名ずつ
・ 主機操作員 １名、 補機操作員 ２～４名ずつ

現状の運転体制● 所長判断９ 電源車、消防車の各プラントへの配車。
ベント、海水注入の実施。ＡＭ手項書に定義されていない内容の決定● 当直長判断９ AM手項書に定まっている点● 当直長の資格、訓練等 ＝ＢＴＣによる「運転責任者」
試験の合格者
課題● 単独プラントに比べて、複数プラントで過酷事故が同時発生した場合は、リスク度合いが飛躍的に倍加すると推定される● 同時に、現場マネジメントにかかる負荷、要求される対応能力・速度・精度も飛躍的に高まる● クロノロジーを見る限り、今回の様な事象が発生した場
合の、複数プラントへの準備が必ずしも十分ではなかったと推定される

171
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ＡＭ体制…地元コメント…

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新潟県知事は、「原発再稼動において、意思決定メカニズムも含めた福島第一の検証が必須であり、それを加味しないコンピュータ・シミュレーションを行っても本質的ではない」とコメント
新潟県 泉田知事のコメント＇８月０３日 定例会見より抜粋（●○

質問 「ストレステストだが、政府が評価結果についてＩＡＥＡにも参加してもらうということのようだが、それについては？」
知事９ 「本質的ではない。つまり、福島原発で何が起きたのか、これはメカニズム、機械だけではない。どのタイミングで海水注入を決断すべきだったのか、それは誰がすべきなのか、その意志決定がなければ、数千億円するプラントを廃棄するという前提で、本当に決断できるんでしょうかというところ
も、意志決定メカニズムも含めて検証しなければいけないと思っている。
大量の放尃性物質を放出せざるを得なかったのか、これはＩ
ＡＥＡの報告書でも総理自らが現場に介入しすぎという指摘が出ている。そういった点も含めて、意志決定メカニズム、誰がどう責任を取って、どうするんだという検証なしにストレステストをやりましたと言ってもしようがない。
ＩＡＥＡに見てもらっても配管が破断しているのか、していないのか、そこの経験を踏まえず、コンピューター上で今までの知見でプログラム回すのにどういう意味があるのかということ、
まあやらないよりやった方がいいでしょうという以上のものではない。」

その意味合い● 技術と組織の両面での再発防止策の検討が必須● 技術的な観点： 設計思想にまで遡った福島第一の検証、教訓、対策の洗い出しが必要● 組織的な観点： 前頄で得た対策を確実に実行していく為に必要となる組織・意思決定メカニズムの条件を洗い出す
・・再発防止を最優先に置いた意思決定メカニズムの再設計＇本店、技術支援センター、オフサイト・センター、中央制御室（
対策実行の体制と役割分担の設計＇事業者、政府、自治体
等（● 研修、訓練の強化： 教訓から得た対策・体制が、実際に機能する為の実地訓練が必須
・・・

福島第一と同一事象を明確に想定した研修、訓練プログラム
プログラムの導入・実施・検証・改善スケジュール
海外事例の研究など

172
今後の対策においては、技術的な側面だけはなく、地元参加型の意思決定、体制、訓練等の仕組みが必須

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ＡＭ体制…ミッション…

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その為には今後のアクシデント・マネジメント＇ＡＭ（の設計において、次の様なミッションに取組む事が極めて重要
安全の最優先● 人命尊重の為に、「原子炉の安全確保」と「地元の安全確保」が、全てに対して優先される仕組
み＇安全文化の醸成（● 水素爆発と放尃性物質漏洩の絶対的な阻止＇福島の再発防止（

リアルタイム型
情報共有ＮＷ● 重大事故＇またはそのリスクの（発生時には、全関係者がリアルタイムかつ透明に情報共有できるネットワーク● ＡＭ領域に入った事が分かり、その後の進展が双方向で共有・協議できる仕組み

地元の参画● 地元の安全について、地元自治体が情報を共有し、判断出来る仕組み● その為に、地方自治における原子力の専門家やアドバイザー等の人材強化● 教育・研修やトレーニングの推進・強化

透明・迅速な
意思決定● ガバナンスが明確に機能する組織と権限の設計， プラントの安全９ 現場＇所長と当直長（が最高意思決定者である， 地元の安全９ プラントからの情報がリアルタイムで地元に共有され、最終判断できる， これら意思決定のプロセスが透明であり、外的要因によって遅延・屈曲しない

安全を担保する
研修・訓練● 上述の事頄を担保する為のＡＭ手項書・対策等が適切に定義されている● その手項書を実行する為に適切な人材が確保されている● 適切な人材に対して、必要な教育・訓練が実行される● 中立的な観点＇または機関（から、これら＇手項・人材・訓練（が適切である事が定期的に173チェック・評価される
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ＡＭ体制…情報共有ネットワーク…

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一刻を争う過酷事故においては、全関係者がリアルタイムで情報共有し、双方向で協議できる
ネットワークが必須である
今後

現状 ＇第０／条事象発生時（● 福島県生活環境部原子力安全対策課＇福島県知事（● 大熊町 生活環境課＇大熊町長（● 双葉町 住民生活課＇双葉町長（

発電所対策本部＇免震重要棟（● 周辺市町村関係● 警察、消防、海上保安関係など

政府
対策本部

本店
統合対策本部

県
対策本部

市町村
対策本部

オフサイト
センター

・ 専用回線・ 非常用電源・ 耐震・津波対策
・ セキュリティ等

ＴＶ会議
システム

本店対策本部＇統合対策本部（● 経済産業省 原子力安全・保安院
原子力防災課 ＇経産大臣（● 文科省関係● 内閣官房、内閣府関係

各プラント
中央制御室

現地対策本部＇免震重要棟（

電話によるＦＡＸ着信の確認
ＦＡＸによる送信● 社内関係部署
電話等による連絡原子力災害対策特別措置法 第０／条第０頄に基く通報先●

限定的なリアルタイム性： 発電所と本店間はリアルタイムのＴＶ会● ＡＭモードに入った時点でネットワークがオンになり、必要に応じて対象プラントと関係者が同時接続し、リアルタイムで情報共有・

議機能あり

会議・意志決定できる仕組み●

部分的な双方向性： 政府機関・県・市町村等の対外通信は、電話・ＦＡＸ・メール等による一方向が主流●

限定的な情報共有機能：

・

電源喪失、通信障害等の発生時は、十分なコミュニケーションが困難・

対象９ プラント、電力本社、政府、原発の立地県・市町村等
・

機能９ プラントの状況・対策、地元の安全・避難等に関する情報共有、協議、判断・ＡＭモードになった事が分かり、その進展が見える

自治体他からは、原発事故に関する情報提供不足を指摘された＇公衆回

・

情報共有と意思決定を透明化・迅速化する線であった事も関連（

・

外部への情報漏洩を防ぐ

174

事故が一定の規模を超えてから本店を通じて対応協議していては遅い

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ＡＭ体制…ガバナンス…

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プラントの安全確保 － 最前線＇所長・当直長（が全権を有し、事故防止・拡大抑制を何よりも最優先
するガバナンスが重要 － 航空業界の「管制官」と「パイロット」、製造業の「経営」と「技師長」に相当
電力会社

本
社
ま
た
は
中
央
政
府

現場への後方支援

電力会社 本店と発電所： 安全と経営の独立
政府
対策本部

本店
対策本部
発電所

情
報
共
有

所長
＇免震重要棟（
原
発
の
立
地
す
る
地
元

行政

指
示
・
命
令

当直長
＇中央制御室（プラントの事故対応の全権
・ ルーチン外 ＝ 所長
・ ルーチン内 ＝ 当直長● 本店９ 「プラントの安全」を現場に委ねる。現場が必要とする後方支援を行う

自治体

地元安全に関する情報共有● 発電所９ 事故防止・安全を最優先に判断・行動。この点において、経営陣に対して独立

県
対策本部

市町村
対策本部

発電所 所長と当直長： 管制官とパイロットの関係● 所長 ＇＝管制官（９・ 事故手項書＇ＡＭマニュアル（のルーチン外の事象が発生した際にプラント＇当直長（へ指示を与える。
・ 原子力発電所の全原子炉の安全・重大事故防止に対して全権、全責任を持つ● 当直長 ＇＝パイロット（９・ 事故手項書のルーチン内においては、プラントの安全に対して全権を持つ。
・ ＡＭに入った時点で、情報は関係者と共有する

175

同時に、プラント安全の全権・全責任を担う所長・当直長の資格・訓練の厳格化と適正な処遇が必要
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ＡＭ体制…地元の参画…

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地元の自治権として、地元が「住民の安全確保」に関して自ら判断できる仕組みを目指す必要がある

深刻な苛酷事故の場合のみ、中央政府
が国防・国益の観点から自治体へ指示
電力会社
本
社
ま
た
は
中
央
政
府

行政

発電所

●
●
●
●

の今
役後
割目
指
す
べ
き
地
元

● 意思決定９ 安全・避難等について、地元首長は全ての

同情
意報
共
有
・

情
報
共
有

所長
＇免震重要棟（
原
発
の
立
地
す
る
地
元

政府
対策本部

本店
対策本部

状地
況元
か
ら
見
た
今
回
の

指
示
・
命
令

当直長
＇中央制御室（地元の安全に関する情報共有

県
対策本部
判協
断議
・
検
討
市町村・

対策本部

不十分、不正確な情報の氾濫
事故の状況、避難等の情報共有のタイミングの遅延
前各頄の内容の混乱
事故対応、避難指示等について意思決定者が分かりづらい★ 地元は意思決定においては部外者に等しかった為に、位置づけは“被害者”

情報を把握し所長と相談の上最終判断する● 研修９ 地元首長は、その判断力を養う為の訓練を常時受ける● 情報共有９ 判断に必要な情報は、中央政府や本店経由ではなく、発電所から直接共有される● ＮＷ９ その為のネットワークがある

自治体● 判断基準９ 国と地元自治体との役割・判断等に関する基準が明確に定義される事故の状況を把握し、非難等について最終判断できる「地元と一体で安全運転をする」という理念が重要である● 米国スリーマイル島原発事故においても、事故後は地元を巻き込んで運営した事が、原子力事業者と自治体の良好な関係を築けた一因となっている

176
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ＡＭ体制…ＣＡＴＯ…

その為に自治体は、原子力に関する知識や経験を有する専門アドバイザー＇仮称 ＣＡＴＯ※（等の人材強化を検討してはどうか？＇※Chief Atomic Technology Officer（
ＣＡＴＯのミッション

今後の方向性＇イメージ（

地元 緊急対策本部

国
緊急対策本部

県知事
助言等

ＣＡＴＯ他の専門家チーム

電力会社
緊急対策本部

判情
断報
・ 共
指有
示
等・

報道機関

地元
警察署

地元
消防本部

関係市村
対策本部

地元住民等、船舶等● 首長は、ＣＡＴＯ他のアドバイス
等を踏まえて総合判断し、司令塔機能を果たす

その他
市村

海上
保安部等

● 資格９ 首長は、自らだけでは原発事故に関する
技術的・専門的な業務・判断を行う事が困難であると判断する場合、「原発技術・安全担当のCATO＇Chief Atomic Technology Officer（」を任命する。
ＣＡＴＯは、電力会社、政府等から独立した経歴・出身者を採用し、中立性を保つ
あくまでも、原発が立地する地方自治体を対象とする● 業務： ＣＡＴＯは、必要に応じて電力事業者、政府、行政機関、災害対策本部等との会議・情報交換等に参加し、また、知事に対して助言を行う…例えば新潟県では、原子力等のリスク管理責任者として「危機管理監」という職制を導入する
177等、先進的な取組みを行っている － この費用、訓練などを国の負担とする
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ＡＭ体制…ＡＭ体系…

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今後、事故のレベルを３段階で管理し、各レベルに応じたＡＭ体制を構築する事が必要
情報
事故のレベル

事故(Accident)

事故の例

ＮＷ

「プラントの安全」の主体「地元の安全」の主体の主体

・ 炉心スクラム＊外部電源喪失＊
非常用発電機＇ＤＧ（起動オン・ ＡＭルーチン内＝当直長

環境省

・ ＡＭルーチン外＝所長

・ プラントから自治体へ直接情報共有・ 避難等について自治体が最終
判断
・ 国は後方支援、同意

オン

・ 同上

・ 同上

環境省

オン

・ 同上

・ 国が意思決定権を持つ

首相官邸

・ 国は必要な支援＇例、自衛隊の出動（・ 国は、自治体と協議の上、国防・国益の観点から総合判断する・ 福島第一５号機、東海第二等・ 炉心スクラム＊全交流電源喪失＇ＤＧ起動せず（

苛酷事故

政府側

・ 福島第一４号機等(Severe Accident)
・ 全電源・冷却機能の喪失
・ 炉心溶融、放尃能漏洩リスクの急
上昇

極限的事故
(Grave Accident)

・ 福島第一０，３号機
・ テロによる災害等

事象が極限的段階に進展した場合、国防・国益の観点から、国が事故対応を統括する

178

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ＡＭ体制…ＡＭ体系…ＧＡＭ判断…

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ＧＡＭレベルへの進展例 － 福島第一１～３号機の場合、事象進展を的確に把握し、事故対応のレベルを判断する必要があったのではないか？
型式

地震発生
＆スクラム

福島第一
１号機
マーク1
(BWR-4)

福島第一
２号機
マーク1
(BWR-4)

福島第一
4号機
マーク1
(BWR-4)

稼働中

稼働中

稼働中

停止中＇定期検査（

×
×
×
×

×
×
×
×

×
×
×

×
×
×
×

地震発生 (14:46)

地震発生 (14:46)

地震発生 (14:46)

地震発生 (14:46)

スクラム

スクラム

スクラム

ＩＣ起動(14:52)

ＲＣＩＣ起動＇14:50（/停止＇１５：２８（

ＲＣＩＣ起動＇15:05（/停止＇15：25（

外部交流電源直流電源＇A),＇B)
非常用ＤＧ
海水系
3月11日

ＩＣ/ＲＣＩＣ起動
津波襲来○＇１系統（

苛酷事故＇ＳＡＭ（、極限的事故＇ＧＡＭ（への移行判断＇例示的（● 各電源＇外部交流、非常用交流発電機、直流バッテリー
等（の健全性の有無－ これらの健全性について、速やかに一覧できる
計測機能は極めて重要

津波襲来

津波襲来

津波襲来

津波襲来

(第一波９15:27．第二波:15:35（)(第一波９15:27．第二波:15:35（)(第一波９15:27．第二波:15:35（)(第一波９15:27．第二波:15:35（)

ＲＣＩＣ起動＇15:39（

ＲＣＩＣ起動＇16:03（● 高圧系冷却機能の健全性、及び、機能喪失の可能性・

炉心損傷開始＇18:４６頃（解析

高圧冷却系
の起動

高圧冷却系
の機能喪失

福島第一
０号機
マーク1
(BWR-3)

猶予時間の予測、判断

水素の大量発生・蓄積

3月12日
D/W圧力上昇＇0.84MPaへ 2:30（

水素爆発＇15:36（● 電源、冷却機能の総合的な健全性を加味した炉心状況

RCIC停止＇11:36（

電源車損壊＇15:36（

HPCI起動＇12:35（と炉心溶融＇メルトダウン（リスクの判断

炉心損傷
の開始

↓
3月13日
HPCI停止＇2:42（
炉心の露出開始＇水位＝TAF到達 4:15（

水素の
大量蓄積

★ 福島第一１～３号機のクロノロジーを見る限り、電源喪失

炉心損傷開始＇８：４６頃（解析
水素の大量発生・蓄積

水素逆流＇３号機から（

原子炉減圧＇逃し安全弁
9:08頃（＇１号機は不明（放尃能漏洩

と放尃能漏洩へ至った＇１・３号機は水素爆発を伴う（

消防車による淡水注入開始＇ほう酸入り。9:25（

水素爆発＋高圧系冷却機能が喪失した場合は、全てメルトダウン

ＳＣベントAO弁(大弁)開＇12:30)

3月14日

９事故の段階

消防車損壊＇11:01頃（ＳＣベントAO弁(小弁)開＇5:20)

原子炉冷却機能喪失判断(ＲＣＩＣ停止＇13:25頃（)

物揚場から逆先弁ピットへの海水補給開始＇9:20（

炉減圧＇ＳＲＶ開 18:00頃（

自衛隊給水車着、逆先弁ピットから淡水補給(10:53)

燃料棒全体の露出＇水位＝TAF-3700mm 18:22（

水素爆発＇11:01（★ 前述の機能喪失が予期された時点で、ＧＡＭレベルに入る可能性が極めて高い

炉心損傷開始＇19:46頃（解析
水素の大量発生・蓄積

９同、苛酷事故

179

消防車による海水
注水開始＇19:54（

3月15日

９同、極限的事故

格納容器S/C圧力が０MPa(abs)指示＇6:00-6:10（

水素爆発＇6:12（

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ＡＭ体制…ＩＮＥＳ評価尺度…

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政府は３月１２日にレベル４、１８日にレベル５、そして４月１２日にレベル７と公表したが、それは正しかったのか＇レベル判断、発表時期・頻度、キーメッセージ（？
事実または参考情報●

１９８９年のＩＮＥＳ評価尺度の制定以来、今回が世界初のレベル５以上の重大原発事故だった。従って、事象進展中の公表としては、前例が無かった・

チェルノブイリ＇’７５年３月１５日。レベル６（、スリーマイル島＇’６８年２月１７日。レベル４（は、事故から数年後の事後評価●

３月１２日１５：３６に第一１号機で水素爆発が発生しており、その時点でレベル５の基準・を満たしていたと推定される
レベル４＝原子炉炉心や放尃線防護壁の重大な損傷。計画された緊急時対策が要求される●

ＩＮＥＳが制定された目的は、公衆に対して、原子力事故がもたらす「安全への影響」の説明と理解を促がす事にある。ＩＮＥＳ尺度は、「安全への影響度合い」を遅滞なく、一貫した言
葉・用語で伝える為の「ツール」と位置づけられている＇以下、公式サイト原文抜粋（
・・The primary purpose of the INES Scale is to facilitate communication and understanding …on thesafety significance of events.
INES is a tool for promptly communicating to the public in consistent terms the safety significance ofreported nuclear incidents….

・

レベル６と７の「所外への影響＇peaple and environment（」基準は、解釈論の余地が大きい
レベル７９ 数万テラベクレル以上 ＝＞ 広域＇例、一国以上（への甚大な健康被害、長期環境汚染の可能性、屋内待機・非難等をもたらす為
レベル６９ 数千～数万テラベクレル ＝＞ 待機＇sheltering（・避難＇evacuation（の必要性を

・

もたらす為
レベル４９ 数百～数千テラベクレル ＝＞ 限定的(localized（な待機・避難の可能性がある為●
・

福島第一は、チェルノブイリの放出量と比べると、１割程度である
チェルノブイリ＝４１／万ＴＢ、 福島第一＝２６万ＴＢ＇保安院（、５２万ＴＢ＇安全委（

●
・

課題・教訓
● そもそも事象進展中に、３度も公表する必要はあったのか疑問が残る＇国際対応の不備？（● 今後、福島の教訓を踏まえ、事象進展中の公表のガイドラインが必要● 結果論で言うと、３月１２日２３時のレベル４の判断は、テクニカルミスに近いとの疑問が残る● レベル７の発表が、第一１～４号機の爆発後ではな
く、なぜ１ヶ月後の４月１２日だったのか？
● 事象進展中であり、レベルだけでなく、「安全への影
響」に関する分かり易い・正確な説明に重きを置くべきだったのではないか？

● 今回は、線量はレベル７に該当しても、本来の目的である「人と環境への影響」は、チェルノブイリよりも小規模であり、むしろレベル６＇or ５と６の中間（が妥当との疑問が残る● 今後、ＩＮＥＳ基準自体について、福島第一の教訓を反映し、より良いものへ修正していく議論も必要。特に、レベル５、６の判断基準＇または細分化（
180
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ＡＭ体制…国民へのメッセージ…

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国民へのメッセージは適切であったか？－ 時間の経過と共に、コメント内容と実際に起きる事のＧＡＰが拡大していったのではないか？それが地元や海外政府の不安を増す要因となっていないか？
官房長官の記者会見＇２月０１日以降の抜粋（
3月１２日18:00＇１号機爆発後（・「原子炉について、破損は無いという事か？それ自体が確認されていないのか？」 ＝＞ 今回の原因などについて・の最終的な事実確認と分析を含めて・・・まとまった段階でしっかりとお示ししたい「政府としては＇水素爆発と放尃能漏れは（想定の範囲内か？」 ＝＞ 常に最悪の事を想定しながら対応をしてきている。この事象は、起こる段階で想定していた範囲の中に含まれている。・・・必要以上に不安をあおった

課題・教訓● いつ発表されるのか？
● 水素爆発は想定されていたのか？

り、必要外に安心感を持って頂く事があってはいけない

３月１３日＇1号機と３号機について（・・・７９／／ ０号機の件ですが、海水の供給がポンプの能力通りに実施されている事が確認されている。・・・圧力容器の内側、炉の部分については海水で満たされて、尐なくとも燃料の部分のところは水で覆われている状態になっている事が合理的に判断される状況になっている
７９／／ ＇２号機について（・・・この空気を抜くという作業と、ポンプによって給水をするという事が行われれば、安定した状態、管理された状態で、気体の中には身体に影響を及ぼさない程度の放尃性物質が含まれるが、原子炉の安全性というのを確保した状態で管理できる
７９／／ 「０号機の海水注入は何時終わるのか？」 ＝＞ 圧力容器、炉の部分の注入が終わりましても、その外側の格納容器の中まで海水を満たすという事にしたい・・・これは圧力容器の中に水を供給し続ければ、もしそこが溢れているようなら、そこから外に出るという事になりますので、継続的に給水し続ける事になります

・

・
・
・
・

００９／／ ＇２号機について（・・・注水機能が停止し・・・燃料棒の水位が低下をし、燃料棒上部が水面上に露出をしたものと想定されます。このため、圧力容器の安全弁を開き、原子炉内の圧力は低下を致しました。８時７分には注水を開始しました。
８時１４分にはほう酸を混入する事により、一層の安全性を高める手段をとりました
００９／／ 「０号機の燃料棒の露出はどうなっているか？」＝＞注水を行って、露出は見ずに埋まっているという風に思われている。
００９／／ 「１号機の炉心の溶融は起きたという認識か？」 ＝＞ これは十分可能性があるという事で、当然、炉の中だから確認が出来ないが、可能性があるという事で対応している。
００９／／ 「１号機はベントの作業後に爆発しているが、３号機は？」 ＝＞ 今回はそういう可能性の起
こる前に注水がしっかりと出来た。ベントの段取りもうまく取れたと思っている。
００９／／ 「０号機について、海水注入できなくなった場合も想定しているのか？」 ＝＞ １号機の爆発の対応についても、ギリギリのところだったかもしれないが、きちっと大きな被害の拡大する以前の段階で海水の注入が出来たと思っているし、今後も１号炉に限らず、そういった準備を常に前倒しで進めて行きたい。

● ベントと注水、冷却手段について、具体的な計画と実行確度について裏づけがあったのか？
● 圧力容器が損傷しており、格納容器の中まで水が漏れることを予見していたのではないか？
● この時点で、３号機のバッテリーが枯渇した後の電源確保、冷却機能供給について対策がなされていたのか？

● ３号機の水素爆発の防止につ181
いて、本当に検証されていたのか？
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ＡＭ体制…国民へのメッセージ…

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国民へのメッセージは適切であったか？＇続き（官房長官の記者会見＇２月０１日以降の抜粋（
課題・教訓
３月１３日＇1号機と３号機について（・０４９２／ ２号機は、今朝水位が低下した為、炉内の圧力を下げ、真水の注入を開始しました。これにより、炉内の水位が上昇し、炉心を冷却できる状況となりました。・・・その後、真水給水ポンプにトラブルが生じ、原子炉の水位が大きく低下をしました・・・海水注入に切替え、再びしっかりと水位が上昇を始めました。・・・３号機においても、１号機で生じた様な水素爆発の可能性が生じた為、速やかにご報告申し上げる次第です。・・・万が一これが、昨日のような爆発を生じた場合であっても、原子炉本体、圧力容器と格納容器については問題が生じないという状態、その外側でしか爆発は生じませんし、耐えられる構造になっています。
・・

０４９２／ 「溜まっている水素を除去する方法はないのか？」＝＞ 昨日と違うのは、ベントがもう機能していて基本的には外に気体を排出するプロセスの中で起こっている。可能性としては、既に排出されている可能性も十分にある状況・・・。
０４９２／ 「３号機はメルトダウンが起こっているのか？」 ＝＞ 言葉の使い方を丁寧にやらな
いと、炉心の一部が、若干、炉の中で変形をする可能性は否定できない。水没していない時間があった事は間違いない。しかしながら全体が一般的にメルトダウンの状況に至る様な長時間に渡って水没していない状況が続いていたという状況ではない。水位は既に上昇を始めている・

０４９２／ 「水位はどの程度まで下がったのか？」 ＝＞ かなりの程度は一旦露出した。ただし、すでに水位が上昇を始めている。その時間は一定の限られた時間だ。

・

０４９２／ 「建屋から水素を抜く作業は進んでいるのか？」＝＞ 基本的には外に抜く為のプ

ロセスは元々進行している状況。
・

１／９／／ ＇２号機について（ 海水注入を始めて一定の上昇をしたが、その後圧力容器内の水位計が上昇の数値を示していない。しかし、水は供給し続けている状況です。・・・今回は２号機の弁に不具合が生じている可能性が高い。不具合を解消して内部の空気圧をしっかり下げる為の努力をしている。

・

１／９／／ 「１号機と同様に＇３号機の（爆発の可能性はあるのか？」・・＝＞ その点については

昨日の状況よりは良い状態ではないか。というのは、ある時まで外に抜けている状況があるので。。。
１／９／／ 「３号機の水位が上がらないというが、燃料棒の露出については大丈夫か？」 ＝＞
当然露出している可能性も想定しながら分析し、できるだけ早くその弁の不具合の対応をとる
べく全力を挙げている。
１／９／／ 「圧力が高まっている事で、他の事態に発展する可能性は？」 ＝＞ 現時点では大きな切迫という状況ではない。ただ、この状態を長い時間放置する事は出来ないと思っている。

● この時点では、３号機のＲＣＩＣもＨ
ＰＣＩも停止していた事は分かっていたのではないか？
● 格納容器から水素が建屋に漏れている為、逃がし安全弁が水素爆発防止には効果が薄いことが分かっていたのではないか？
● 大変繊細なテーマではあるが、結果的に過度に安心感を抱かせる結果となり、逆効果となったのではな
いか？＇特に、地元と海外メディア
や海外政府の非難判断に対して（182
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ＡＭ体制…国民へのメッセージ…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

国民へのメッセージは適切であったか？＇続き（官房長官の記者会見＇２月０１日以降の抜粋（
３月１４日 ＇３号機と２号機について（・０／９４４ 「３号機について、弁の調子が悪いという事だったが、今後の修理の状況は変わっていないのか？」 ＝＞ 現時点では圧力が下がっているという状況の為に、新たに無理をして弁を開ける作業等にチャレンジするよりも、圧力が下がっている下で注水を続けて、冷却を進める事の方が望ましい。。。 ＇★★ここで２号機が水素爆発★★（・・・今、メモが入ったが、・

００時４分、２号機から煙が出ているという可能性があって、爆発が起こった、あるいは恐れがあるという事で確認中。
０／９４４ 「０号機については、炉心溶融が続いているのか？状況が悪化しているのか、良くなっているのか？」 ＝＞ 現時点では、圧力が大きくなっていないという事は、水にしっかりと浸されていて、炉心溶融が進んでいないという状況。これで圧力が高まる様だと、その可能性が出てくる。。。

・００９３／ ３号機で先程、１１時０１分、爆発が発生した。爆発の状況から見て、０号機で発生した水素爆発と同種のものと推定されている。現地の所長と直接連絡を取り確認したが、現地の所長の認識と・しては格納容器は健全であるという認識を・・・報告している。
００９３／ 「格納容器に影響が無いというのは、どういう理由で？」＝＞その根拠は、東京に届いているデータからは、注水が継続されている、あるいは、その圧力の数値が若干低下はしているが、一定の数値の範囲になると。・・・現地の所長と直接確認をした報告に基くもの。

・

０１９３／ 格納容器の圧力は11時０２分に２７／キロパスカル、００時４４分に２５／キロパスカルで、内部圧力が安定している。・・・健全性がある程度裏付けられたものと思う。

・

０１９３／ 「建屋の上層部に水素が溜まっている原発は他にあるのか？」＝＞他のところには、こうしたリスクは現時点では生じていない。そういった事象が生じないようコントロールに努力
・

・

している。
０１９３／ 「爆発の時に圧力が低下したとおっしゃったが、爆発とは関係が無いのか？」 ＝＞ 圧力が一定程度維持されているという事で、所長から報告があった健全性を裏付けるデータが出ている、そういう現時点での状況だ
０１９３／ 「屋内にたまった水素を逃がす有効な手段はできていないのか？」＝＞ 色々な
検討はしているという報告は伺ったが、逆にそこに手を加えると、その事が爆発の誘引になる可能性もあるという事

課題・教訓● 格納容器の健全性に固執しすぎていないか？

● 対策本部において、翌日に起きる２号機のＳＣ損傷と４号機の水素爆発のリスクは、どの程度検証されていたのか？
● また、結果論としては、対外的に不安を増幅する事になっていない
183
か？
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ＡＭ体制…国民へのメッセージ…

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国民へのメッセージは適切であったか？＇続き（官房長官の記者会見＇２月０１日以降の抜粋（
３月２４日＇１号機について（・００９／／ 「１号機について、炉心の損傷と、圧力容器そのものの損傷、あるいはこれか
ら損傷する危険性についての認識は？」 ＝＞ 現時点で圧力容器に損傷が出ているという事ではない、というふうに報告を受けている。
３月２８日＇格納容器と圧力容器の損傷について（・０５９／／ 「安全委員会が福島第一の水漏れの原因について、格納容器損傷の可能性に言及。一方で東京電力は圧力容器の損傷を指摘。事実関係は？」 ＝＞ 格納容器から水が漏れるような状況になっているという報告だ。・・・圧力容器そのものがどうなっているかについて、具体的な報告は現時点で頂いていない。
・

課題・教訓

● 「メルトダウン」を認める事による一般社会・国際社会への影響＇または批判（を過度に心配しす
ぎた為、圧力容器、格納容器の損傷、あるいは、燃料棒の溶融等の重要事象を認めた上で初めて出来る説明が、出来なくなってしまったのではないか？

０５９／／ 「溶けた燃料に触れた水が格納容器の外に出るなら、圧力容器から漏れていると考えるのが自然ではないか？」 ＝＞ 原子炉の構造の専門的な知識をもとにご説明頂いた方が正確ではないか。当然燃料棒は圧力容器の中にあるから、そこに触れた水が外に出ているという事で、何からの形でみずの移動があるとうい事は分かる話だが。

４月１９日 ＇２号機と４号機のメルトダウンについて（
・「昨日、保安院が燃料棒の溶融を否定していたのを認めた。ただメルトダウンは否定しているが、それを否定する根拠はあるのか？」 ＝＞ まさに技術的なプロセスで、そこは保安院にお尋ね頂きたい。ただ、従来から燃料の一部が損傷している可能性があるというか、高いというか、そういう事は申し上げてきたところだ。ただそれが全体が溶けて、例えば炉に大きな穴があくというような状態ではないだろうという事については、周辺のモニタリングの調査その他で言えるだろう。どの程度で燃料棒が損傷して、ある部分が溶けているのかについては、まさに保安院や安全委員会で専門的に分析をして頂いているところで、その延長線上での報告だと受け止めている● その結果、分かり易く合理的な国民へのメッセージやリスクの開示の枠組みを失い、ちぐはぐな
説明をせざるを得ない展開となってしまったのではないか？

184
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ＡＭ体制…政府の安全指針…

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これまでの政府安全指針は誤っていた － 「長期交流電源の喪失は考慮する必要はない」との定義であった
原子力安全委員会 指針集 ＇監修 内閣府原子力安全委員会事務局（

福島第一での事実

第一部 安全審査指針１６「電源喪失に対する設計上の考慮」● 送電線９ 水素爆発までに復旧しな● 原子炉施設は、短時間の全交流電源喪失に対して、原子炉かったを安全に停止し、かつ、停止後の冷却を確保できる設計であること。

●非常用電源設備９ 津波で機能喪失し、水素爆発までに復旧しなかった
同 解説● 交流のみならず直流を含む全電源の● 長期間にわたる全交流動力電源喪失は、送電線の復旧又は長期喪失が発生した

非常用交流電源設備の修復が期待できるので考慮する必要は無い● 非常用交流電源設備の信頼度が、系統構成又は運用＇常に稼動状態にしておくことなど（により、十分に高い場合におい● それに伴い、中央制御室の機能、冷却・注水機能がほぼ全面的に不全となったては、設計上全交流動力電源喪失を想定しなくてもよい
こうした“安全指針”は、なぜ、誰の責任で出されたのかを検証し、業界寄りの癒着構造と言われる原子力185
行政の体質を抜本的に直す必要がある

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ＡＭ体制…オン・オフサイトの境界線…

長期電源喪失に関しては、例えば「２４時間以上」の喪失は「オフサイト」からの支援で解決し、「２４時間以内」の場合は「オンサイトで必ず対応」する等の、明確な安全指針の設定が必要
２４時間

長期交流電源の喪失● いかなる電源喪失の場合も、最低１３時間はオンサイトの対策にて対処できる準備を行う● １３時間以上の電源喪失は、オフサイトからの対策にて対処する対策の実行主体● 電力事業者● 電力会社＊行政等

電源の耐久時間● 最低でも１３時間以上は、オンサイトにて電源を確保す● 必ず１３時間以内に、オフサイトからの支援を現場へ供給する考え方● 米国ではオンサイト・オフサイトの境界線は、ＮＲＣで６１時間、ＩＮＰＯで１３時間と設定している● 例えば米国では、国が放尃線漏洩下での業務の特殊訓練を積んだ専門部隊を保有している＇Fort Leonald Wood
Chemical Biological Radioactive Unit（● 日本においても、こうした専門部隊を、国として持つべきと考える
186
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ＡＭ体制…教育・研修・訓練…

教育・研修・訓練 － 今後の教育・研修・訓練においては、“福島第一の反省・教訓頄目”を盛り込む
今後の教育・訓練プログラムの重要事頄 ＇例示（

● 福島第一１号機の様に、最も過酷な環境を想定した実践演習
・・・・

全電源の喪失、全冷却機能の喪失、暗闇・余震・高線量、資機材の不足、通信機能不足
冷却機能停止後、数時間で炉心損傷や水素発生の開始リスク＇更なる想定（祝祭日の夜間、悪天候、火災、道路遮断等の同時発生下での対応
特に、どの様な環境下・事象においても、水素爆発を絶対に阻止する事● 全電源喪失時において、代替電源・冷却機能を＇例（２時間以内にプラントへ供給する実践演習
・・・

必要条件の事前準備と保管＇許容冷却時間、必要電源・水量、資材の具体的仕様・数量等（
現場での電源系統一式の運搬、接続、冷却・注水機能の駆動等の実務的行動
資機材の手配における、サプライ・チェーンの体制・準備・訓練＇現地、本店等（● 対策行動の訓練は、必ず数値指標を具体的に設定し、習熟度をチェック
・

Ｘ時間以内に、Ｙ量の電源・水源を供給開始する。Ａ時間内に、担当部門Ｂがベント完了。など● 電力事業者単体ではなく、国・地元・関係機関等との共同における実践的な演習● 日本＇および世界（の全電力事業者・全プラントに対して、福島第一原発の現場対応で得た生きた教訓について、将来に渡って伝承する仕組みを構築
187
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追加調査
・ 自治体ヒアリング等より

188
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追加調査…はじめに…

本章は、１／００年０／月１７日の中間報告後に実施した自治体他へのヒアリング等から得た論点の中で、主要なものについて追加調査を行った結果について、参考情報として整理したものである

189
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追加調査…論点整理…

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論点整理 － ヒアリング等から得たご質問やご指摘は、つきつめると次の点に集約される● 福島第一１号機の事象進展が、同２・３・４号機と比べて著しく早い理由は、
論点① 地震によって何らかの配管破断が起きていたからではないか？
論点② あるいは、１号機がマーク１型の古い形式だったからではないか？
論点③ そうでなければ、非常用復水器＇IC（が機能するはずであり、事象進展がもっと遅いはずではないか？
● 論点④ 当事、福島第一１号機は、どの様に対処していれば、水素爆発や放尃性物質の漏洩を回避できたのか？

次ページ以降、追加調査で得た知見について、上記の論点を中心に整理した

190

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追加調査…論点①…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential「論点① １号機の事象進展が早いのは、何らかの配管破断が起きていたからではないか？」 － この点について、以下の観点から調査・検証した
どの様な配管が破断した場合に、炉心溶融を著しく早める結果を招くのか？その理由は何か？
・
主に、大口径配管である主蒸気配管、給水配管、再循環系配管
・
それ以外に、計測用配管などの接続配管ノズルが考えられる

そうした配管が破断した場合、原子炉のパラメータは、どの様な動きを示すと推定されるか？
・配管破断によって格納容器内に炉水が漏えいした場合、圧力容器と格納容器の圧力・水位・温度等に関して、次の様な変化が現れると推定される， 圧力容器内の圧力と水位が急低下する， 格納容器内の凝縮水を溜める槽の液位が上昇する， 格納容器内の圧力･温度が上昇する。
， いずれの場合も、検知器によって警報が発生する
それに対して、実際のパラメータの動きはどうだったか？
・
地震発生から津波襲来までの間、原子炉の水位･圧力は回復している
・
また格納容器の温度及び圧力は、空調機の停止による影響はあったものの、急激な上昇は見られない
もしも配管が破断して、作業員が水＇蒸気（を浴びた場合、どのような被害を受けるのか？
・
原子炉建屋で配管破断が発生した場合、配管から70気圧、約280℃の蒸気が噴出すことになり、直接被水した場合には、死亡もしくは重傷になると思われる・
また、物凄い蒸気量になることから一瞬にして建屋が蒸気で覆われ、周囲は真っ白で見えなくなると思われる。このため、外部への連絡が必ず発生することになる
191
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追加調査…論点①…

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論点① どの様な配管が破断した場合、炉心損傷を著しく速める可能性があるのか？なぜか？
どの様な配管が破断した場合に、炉心損傷を著しく早めるのか？

そうした配管が破断した場合、原子炉のパラメータはどの様な動きを示すのか？

● 破断により炉心損傷を著しく加速する大口径配管は、次の３つ
・ 主蒸気出口ノズル
・ 主蒸気給水ノズル
・ 再循環水入口
・ 再循環水出口● 水位について・ 圧力容器内の水位が急激に減尐
・ 格納容器内の凝縮水を溜める
サンプ＇枡（の液位が急激に上昇し、警報発生する＇上記以外に、計測用配管などの接続配管ノズルが考えられる（● もしこれらが破断した場合は、次の様な現象が誘発される
・・

炉心の水蒸気が急激に圧力容
器外に放出される冷却用の水が急速に圧力容器外に流出する● その結果、炉心の冷却機能や冷却水の循環機能が著しく低下
し、炉心損傷を加速する● 圧力・温度について・ 圧力容器内の圧力が急激に減尐する
・ 格納容器内の圧力･温度が急上昇するとともに警報発生する＇約
１７／度の蒸気の噴出（● 線量について・ 格納容器に設置された放尃線量が急激に上昇し、警報発生す
る＇ＣＡＭＳ等（

192

では、これらのパラメータは、実際にはどう推移したのか？

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追加調査…論点①…

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論点① 地震発生から津波襲来までのパラメータを見る限り、水位・温度・圧力共に急激な変動は見られず、炉心損傷を著しく加速する配管破断の兆候は見られない
主蒸気流量● 主蒸気流量： 地震直後の主蒸気隔離
弁の閉鎖と共に、主蒸気流量は減尐し、ゼロで安定＇急激な流量増は無い（● 原子炉水位： スクラム直後に気泡のつぶれに伴って瞬時移動し、その後は通常の水位で一定している＇急激な水位減は
無い（

原子炉水位

●原子炉圧力： スクラム直後に低下した後、主蒸気隔離弁の閉鎖、崩壊熱により上昇している。
・ 14９52頃、非常用復水器＇IC（の起動に伴って減圧。その後のIC停止に伴い上昇＇急激な圧力減は見られない（

原子炉圧力

格納容器圧力と圧力抑制室差圧

格納容器圧力圧力抑制室差圧① 14９46 地震によるスクラム② 格納容器の圧力上昇に伴う圧力抑制室差圧の上昇③ 格納容器空調停止に伴う同容器圧
力の上昇④ 圧力抑制室の冷却に伴う圧力抑制
室側の圧力低下＇更なる差圧上昇（● 格納容器圧力、差圧： 地震から津波襲来までの間で、１／～２／kPa前後の上昇。
＇圧力上昇は僅かであり、空調機停止
による温度上昇分に相当（＇ギロチン破断の場合、急激に１気圧＇＝
１０１．３kPa（超の上昇となる（

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193追加調査…論点①…

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論点① また、地震から津波までの間、格納容器内の放尃線量を測る雰囲気監視系放尃線
モニタにおいても、線量の変化は全く見られない

194
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追加調査…論点①…

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論点① もしも配管が破断して、現場の作業員が水を浴びた場合、どの様な事態となるか？

●

原子炉建屋で配管破断が発生した場合、配管から70気圧、約●280℃の高線量の蒸気が噴出することになる

今回の福島第一０号機においては、高温・高圧・高線量の水＇蒸気（を浴びて●もし現場の作業員が、破断した配管からの蒸気を直接被水した

死亡または重症となった方

場合、高圧・高温・高線量である為、死亡もしくは重傷となる可の報告は発生していない

能性が高い
●

●

●

また、ものすごい量の水蒸

また、物凄い蒸気量となる事から、極めて短時間＇または一瞬（気が発生し、真っ白になっで建屋の破断箇所付近は蒸気に覆われて真白になると推定たという報告や警報も発生

される

していない

いずれの場合も、危険が高い為、外部への連絡が必ず発生することになる

195
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追加調査…論点②…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential「論点② １号機の事象進展が早いのは、マーク１という古い形式だったからではないか？」－ この点について、以下の観点から調査・検証した
そもそもマーク１とは、何を指すのか？原子炉全体の形式なのか？格納容器の形状なのか？
・格納容器の形状

マーク１が、マーク２より事象進展に脆弱であると仮定するならば、どの様な理由が考えられるか？
・・格納容器の空間体積はマークⅡに比べて小さいが、出力比からみると、ほぼ同じか大きい位であり、マークⅠが脆弱であるとは考えづらい
福島第一０号機の事象を速めた主因は、全電源と全冷却機能の同時喪失にあり、格納容器の形式や大小が主因とすべき合理的データは得られなかった

BWR３が、他の形式より事象進展に脆弱であると仮定するならば、どの様な理由が考えられるか？
・・BWR3とBWR5を比較すると、BWR４からはECCS系の高圧系ポンプがモータ駆動に変更となり、高圧で注水するためのポンプモータ電源として非常用DGも追加されている。また、非常用DGの設置位置
が、タービン建屋から原子炉付属棟へ移っている
今回の事故では、交流電源やDG自身も被水により機能喪失しており、BWR２とBWR４での差は認められていない196
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追加調査…論点②…

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論点② マークⅠは格納容器の形式。マークⅠ使用のプラントは第一１号機以外にも存在する
福島第一０号機＇出力46万kW（［昭和46年］

福島第一１～４号機＇出力78.4万kW（［昭和49年～53年］

福島第一５号機
福島第二０号機＇出力110万kW（［昭和54年～60年］

福島第二１～３号機＇出力110万kW（［昭和59年～平成6年］

BWR-3
マークⅠ
＇フラスコ型（

BWR-4
マークⅠ＇フラスコ型（

BWR-5
マークⅡ＇円すい型（

BWR-5
マークⅡ改良＇つりがね型（

BWR型プラントのバージョンアップの変遷
BWR-1
160～25031.2

電気出力＇MWe（
出力密度(kW/l)
サイクル方式

二重サイクル．
直接サイクル

炉心冷却

自然循環．
外部強制循環BWR-2
350～64040.6

BWR-3
460～810
41.1

ECCS

BWR-5
660～1100
51.0

BWR-6
990～1300
54.1

直接サイクル
４ノズル・ジェットポンプ採用

単ノズル・ジェットポンプ採用

外部強制循環６×６燃料

燃料
気水分離方式

BWR-4
540～110049.7

蒸気ドラム．
内部気水分離内部気水分離炉心スプレイ冷却

格納容器

乾式型

７×７燃料

低圧注水系採用
圧力抑制型＇Mark-I)

高圧系の強化
圧力抑制型＇Mark-II)

圧力抑制型＇Mark-III)

福島第一

福島第一

福島第一

福島第一

福島第一

福島第一

福島第二

福島第二

福島第二

福島第二

女川

女川

女川

東海第二

０号機

１号機

２号機

4号機

４号機

6号機

０号機

2号機

3号機

4号機

０号機

2号機

3号機

2号機

マーク１
(BWR-5)

マーク１(BWR-5)

マーク1

マーク1

マーク1

マーク1

マーク1

(BWR-3)(BWR-4)(BWR-4)(BWR-4)(BWR-4)

マーク１改良型 マーク１改良型 マーク１改良型(BWR-5)(BWR-5)(BWR-5)

マーク1(BWR-4)

マーク１
マーク１改良型 マーク１改良型 197(BWR-5)(BWR-5)(BWR-5)

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追加調査…論点②…

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論点② マーク１＇またはBWR３（が、マーク２＇その他の形式（よりも、事象進展に脆弱であると仮定するならば、どの様な理由が技術的に考えうるのか？
考えうる仮説それに対する考察● マーク１は他と比べて小さい為、事象進展が著しく早まったのではないか？

● 福島第一０号機と１，４号機は、いずれもマーク０であるが、単位出力当りの容量で比較すると、型式間で顕著な差はない。
● BWR２とそれ以降では、ECCS構成が異なるが、今回はいずれもECCSは有効機能しなかった● １号機のマーク１は他と比べて古い為、老朽化が進んでおり、事象進展が著しく早まったのではないか？

● 詳細は次ページ以降を参照● マーク１は他と比べて初期の製品である為、技術的・性能的に务後しており、事象進展が著しく早まったのではないか？

● 詳細は次ページ以降を参照●●●

０号機より新しい２号機も水素爆発している。より古い１号機は異なる事象
進展
・ ０号機 S３５年２月稼動、１号機 S３８年６月稼動、 ２号機 S４０年２月
稼動

福島第一１～４号機、女川０号機もマーク０型の格納容器を搭載しているが、事象の進展には差が出ている
他のプラントと比べて、マーク０だけが同様の進展を示したとは言い切れ
ない

１号機の事象進展が著しく早い主因は、あくまでも全電源・全冷却機能の同時喪失にあり、198「マーク１か否か＇またはプラント型式（」と結論づける合理的理由は得られなかった
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追加調査…論点②…

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論点② マークⅠは、他と比べて小さい為、事象進展が著しく早まったのではないか？ －単位当りの容量で比較すると、型式間で顕著な差は見られない● 単位出力あたりの格納容器の容量を見ると、マークⅠとマークⅡ改の値が一番大きいが、その範囲
は３～４．４㎥であり、マークⅠが特に大きいともいえない
マークⅠ＇BWR3) ９4.37(㎥/MWｔ（ ＇6,030㎥/1,380MWｔ（
マークⅠ＇BWR4) ９3.11 (㎥/MWｔ（ ＇7,400㎥ /2,381MWｔ（
マークⅡ＇BWR5) ９2.97 (㎥/MWｔ（ ＇9,775㎥ /3,293MWｔ（※
マークⅡ改＇BWR5)９4.37 (㎥/MWｔ（ ＇14,406㎥ /3,293MWｔ（※
RCCV＇ABWR（

９3.40 (㎥/MWｔ（ ＇13,355㎥ /3,926MWｔ（※＇※９ 福島第一原子力発電所事故調査検討会付録-4参照（● 福島第一で発生した事故に一番近いモードでの想定事故毎の解析結果を比較したところ、格納容器破損までの経過時間＇炉心損傷から格納容器破損までの経過時間（はマークⅠの型式が特段に短いとの結果は見られない

199
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追加調査…論点②…

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論点② マークⅠは、他と比べて古い為、事象進展が著しく早まったのではないか？ － 調
査した範囲では、老朽化が主因で１号機の事象進展が早まったとのデータは得られなかった● 運転から30年を経過するプラントは、運転・補修実績等を踏まえた务化評価を実施している， また、30年目以降も定期的＇10年を超えない期間毎（に再評価が義務付け● 福島第一1号機は、昨年＇運転期間９39年目（に2回目の評価を実施● 60年の運転期間を仮定した場合、大部分の機器・構造物は、現在の保全活動を継続することにより、今後も健全に維持できると評価されている● また、一部の機器＇25機器･構造物に対して０５の保守管理頄目を策定（は、現在の保全活動に加えて、新たな保守管理頄目を追加した上で維持･管理を実施することで、健全性は維持できると評価されている● 福島第一1号機の事象を踏まえると、確認すべき経年务化の対象は、圧力容器、シュラウド等の炉内構造物、再循環配管などの格納容器内機器・配管となるが、他号機と比べて際立った差は見られていないと推定される
200
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追加調査…論点②…

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論点② ＇続き（ 高経年化評価の流れ＜評価の流れ＞● 評価対象となる安全上重要な機器・構造物を16分類
・

容器＇原子炉圧力容器、原子炉格納容器等（、ポンプ、熱交換器、ポンプモータ、配管、弁、炉内構造物、ケーブル、コンクリート及び鉄骨構造物、計測制御設備、電源設備他● 経年务化事象を抽出
例９圧力容
器の中性子
脆化による
強度低下

・

● 抽出された主な経年务化事象例・・

例９再循環系
配管等の照尃
誘起型応力腐食割れ

機器材料、使用環境、過去の不具合事例等

・
・
・

●
・
・
・
・

中性子照尃環境下にある原子炉圧力胴部の強度の低下(中性子照尃脆化（
高温純水環境下にある、炉心シュラウド、再循環系配管等のステンレス製機器の応力腐食割れ＇SCC)
配管内面の腐食減肉
熱、放尃線照尃等によるケーブル等の絶縁特性の低下
熱、放尃線照尃等によるコンクリート構造物の強度低下

経年务化に対する評価の視点
経年务化事象が機器に与える影響
耐震性への影響
経年务化事象の発生及び進展傾向に対する現状の保全活動の妥当性
現状の保全活動に追加すべき保全策の抽出● 長期保守管理方針の策定
・ 今後10年間の実施計画(長期保守管理方針（を策定
201
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追加調査…論点②…

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論点② ＇続き（ 格納容器別 炉心損傷から格納容器破損までの時間比較 ＇解析より（

BWR-3
MarkⅠ

BWR-4
MarkⅠ

BWR-5
MarkⅡ

BWR-5
MarkⅡ改RCCV
ABWR

長期電源喪失
＇ＴＢ（

4.5

10

4.5

4.5

11

小破断ＬＯＣＡ時の電源喪失＇S2B（

17

16

12

12

9

高圧・低圧注水失敗＇TQUV（

18

13.5

7.5

9.5

33

高圧注水・減圧失敗＇TQUX（

16

10

7

7

24.5

ＬＯＣＡ時注水失敗
＇AE（

10.5

9

3.5

4

16

：最短時間

平成21年度 地震時レベル１PSAの解析＇BWR) 平成22年10月 独立行政法人 原子力安全基盤機構データより

202
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追加調査…論点③…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential「論点③ そうでなければ、非常用復水器＇IC（が機能するはずであり、事象進展がもっと遅い
はずではないか？」 － この点について、以下の観点から調査・検証した
設計上、ICは何時間の冷却機能を持っているのか？
・復水器が無給水の場合でも約8時間の冷却機能を保有
地震後、津波後に、ICは機能していたのか？その理由は？
・ICは、地震発生後のスクラムによって自動起動し、津波襲来までの間、正常機能していた・運転員は、冷却速度４４℃/時の運転手項に従い、IC外側弁＇直流駆動（の開閉操作を２度実施している・
その後、津波による直流･交流電源が同時喪失。フェイル・クローズの設計であるIC内側弁がほぼ閉鎖。加えて、外側弁＇直流駆動（の開閉操作が、電源喪失により不能となった・
結果的に、津波後は、ICの冷却機能は喪失していたと推定されるパラメータが示すICによる冷却時間は、何時間と推定されるか？
・
非常用復水器の水位計を確認した結果、A系は０４％程度の水が減尐し、B系は殆ど減尐していなかった。
・
水位の減尐から逆算すると、ICは、地震発生から３４分程度しか冷却していない事になる
それは、操作手項の不備等によって発生したものか？不可避のものか？
・
運転員は、２月００日０７時０７分に直流電源復帰の可能性を認識し、外側弁の「開」操作を実施、０７時１４分に「閉」操作を実施した。その後、１０時２／分に再度、「開」操作を実施し、それ以降は「開」のままとした・
しかし前述の通り、ICの内側弁は、津波後「ほぼ閉」状態にあり、実際には機能していなかったと推定される
・
このことから、もし仮に０７時１４分～2０時30分の間、所長や現場がＩＣの外側弁の開閉状態を正しく認識していたとしても、内側弁が「ほぼ閉」状態であったため、事象進展に大きな差は起きなかったと推定される
203
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追加調査…論点③…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

論点③ 設計上、ICは何時間の冷却機能を持っているのか？
GE資料 Design and analysis reportより抜粋● 設計上は、復水器が無給水の場合でも、約７時間の冷却機能を保有している＇An eight hour supply of water is stored above theisolation condenser tubes – ７時間分の水がICチューブ
上に確保されている（● 実際の運用では、復水器を満水状態ではなく、約７割の水位で維持している。これが、約７時間の冷却機能に相当する
福島第一０号機 設置許可申請書＇次ページ参照（

204
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追加調査…論点③…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential＇続き（ 福島第一１号機の設置許可申請書＇抜粋（

205
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追加調査…論点③…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

論点③ 地震から津波までの間、ICは正常に機能していたのか？
＝＞ この間、ICは正常に機能していた地震から津波までのICの操作状況● ICは、地震発生後のスクラムによって自動起動し、津波襲来までの間、正常機能していた● 運転員は、冷却速度５５℃/時の運転手項に従い、IC外側弁＇３A。直流駆動（のON-OFF操作を３度実施している① 14９46 地震によるスクラム② 主蒸気隔離弁の閉止に伴う圧力上昇③ 14９52 非常用復水器＇IC（の自動起動、それに伴う減圧④ 15９03頃 ２A、２B弁の閉操作⑤ 15９10～15９30頃 ２A弁の開閉による炉圧の調整※ 15９37 津波による全交流電源の喪失＇その後、電源喪失により、記録が途絶える（
2011年4月1日調査で判明したIC弁の開度
A系
・ ０A９ 中間開・ １A９ 閉⇒開＇18時18分開操作（
・ ２A９ 閉⇔開＇18時18分開．18時25分閉．21時30分開操作（
・ ３A９ 中間開

B系
・ ０B９ 中間開・ １B９ 閉・ ２B９ 閉・ ３B９ 中間開

津波後のICの操作状況
18９18 起動＇１A、２A弁の開（18９25 停止＇２A弁の閉（
21９30 起動＇２A弁の開（206
２月０１日1９48 冷却水供給の消化系ポンプの不具合確認
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追加調査…論点③…

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論点③ 津波襲来後、全交流・直流電源喪失により、ICはどの様な状態になったのか？
＝＞ ICの内側弁＇交流駆動（は、電源喪失等の非常時には閉鎖する設計だった＇フェイル・クロー
ズ（。その為、津波後の全電源喪失によって内側弁が閉鎖し、冷却機能が停止したと推定される

直流

津波後のIC機能の推移 ＇推定（・ 津波により直流電源が地絡し喪失＝＞ 論理回路＇直流電源（の電源喪失により、全弁の閉鎖信号を発信

交流

・
直流

交流

IC弁等の駆動電源

・・

その後、直流電源のみ、地絡から復帰の可能性を認識， １A、3A弁の「開」操作実施。その後、２A弁の「閉」操作， 再度、21時30分頃「開」操作し、それ以降は「開」状態を維持した。現場は、動作しているものと判断・後日の確認では、内側弁＇1弁･4弁（は、「中間開」を示している＇実質上は、ほぼ「閉」状態（

・

補給水ラインも、交流電源喪失により機能喪失していた
207

・ 外側弁 ＇2A/B、3A/B弁の駆動、制御回路（９ 直流・ 内側弁 ＇1A/B、4A/B弁の駆動、制御回路（９ 交流・ 論理回路９ 直流ICの配管破断、電源喪失等の検出時に弁閉信号を発信

直流駆動の弁＇１・２弁（は、電源喪失前に駆動し、「閉」となった＇3弁は閉のまま。 2弁は開⇒閉（交流駆動の弁 (０・３弁（も、電源喪失前に駆動し、「閉」となった・ ICの補給水ライン＇制御・駆動・論理電源（９ 交流

この事が、２・３・４号機と比べて、１号機の事象進展を著しく早めた主因と推定される

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追加調査…論点③…

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論点③ 実際のパラメータが示すIC冷却機能の実動時間は、何時間と推定されるか？
－ 水位の減尐から逆算すると、延べ約４５分程度の実質的な冷却と推定
１号機ICの水位計は、A系が約６５％、B系が約８３％を示している

実際には、ICはスクラム後の自動起動から、水位換算で延べ４５分程度しか冷却していないと推定される● 設計上、ICは合計８時間の機能を持っている， A系、B系各３時間ずつ＇計７時間（

１００％● 運用上は、冷却水は約８０％の水位を保っていた， つまり、何も冷却しなければ、水位は約７／％を示す

８０％
６０％

● 左図では、A系で１５％の冷却水が減り、B系は殆ど減っていな
い。逆算すると、約４５分の冷却時間となる， ３時間＇１３／分（×０４％÷80％ ＝ ３４分● 水位減尐と熱交換を鑑みると、ＩＣは、地震から津波まで、及びそれ以降、Ａ系のみが延べ約４５分程度、冷却していたと推定される※， B系９ スクラム後のIC起動後に、手項書に沿って２B弁を閉鎖。その後、「閉」状態のまま津波が襲来し、０・３弁も閉鎖した為、実質的に極めて短時間しか冷却に使用されていない， A系９ 地震から津波襲来までの間、２A弁の開閉操作によって冷却が機能。しかし、津波によって０＋３弁がほぼ閉鎖した後は、殆ど機能せず※ 実際に冷却水が蒸発した時間帯は、熱交換によって水が沸騰して蒸発する
迄に要する時間等の前提によって異なる為、更なる検証が必要
許可なき複製・無断転用を禁じます。 Copyright Team H2O Project all rights reserved， 津波後、０７時０７分よりＡ系が６分間作動。１０時２／分以降は２Ａ弁を開としている。しかし、０・３弁がほぼ閉止状態であったと推定される

208

追加調査…論点④…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential「論点④ 当事、福島第一１号機は、どの様に対処していれば、水素爆発や放尃性物質の漏洩を回避できたのか？」 － この点について、以下の観点から調査・検証した
福島第一１号機の事象進展を著しく早めた主因は何か？
●●●●

地震・津波による全電源喪失によって、中央制御室のパラメータが把握できなくなった事
同時に、非常用復水器＇ＩＣ（及び高圧注水系＇HPCI（の全冷却系統が機能喪失し、炉心を高圧系で長時間維持できなかった事
もし高圧系で維持できていれば、その間に電源や資機材の手配が可能となり、原子炉の機能維持に繋がった可能性があった
０～３号機の複数プラントの同時対応を余儀なくされた事も、事故の進展に影響したと推察される

それを防ぐ為に、何が有効だったと推察されるか？
●●

いかなる状況下でも、電源と冷却機能を確保できるよう、多様な原理に基づく多重性を確保する事
その確保を確実なものとする為に、規定した時間内での達成訓練を実施する事

具体的に、どのように対処していれば、水素爆発・放尃性物質の漏洩を回避できたのか？
●

次ページ以降をご参照

209
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追加調査…論点④…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

論点④ 第一１号機のクロノロジーから抽出される事象進展の重要点は次の通り
事故の進展＇概念図（発生した事象停原止子
炉の3/11 14:46

地震の発生＇Ｍ9.0 観測史上３番目（＇Ｍ9.0 観測史上３番目（● 14：46 原子炉の自動停止 ＝＞14９52 ＩＣ自動起動、手動間欠運転● 全外部電源の喪失＝＞14９47 非常用ディーゼル発電機＇ＤＧ（の自動起動
15:35

重津
要波
機に
能よ
のる
全全
面電
喪源
失と

地震の発生(震度6強（

取られた対策発生・進展した問題

全外部電源の喪失＇交流（原子炉自動停止

津波の襲来＇津波Ｍ9.1 観測史上３番目（＇津波高さ 11.5～15.5ｍ（

全電源、「冷やす」機能、「圧力を制御する」機能の同時喪失＋暗闇・务悪環境● 非常用ＤＧ発電機、電源盤の水没＝＞全交流電源の喪失 ＝＞電動機使用不能へ● 電気品室等の水没＝＞直流電源の喪失＝＞ 電源盤、計測・制御設備が使用不能へ ＝＞ 冷却機能の喪失＇ＩＣ、ＨＰＣＩ等（ 、圧力制御機能の喪失＇遠隔からのＳＲＶ操作等（● 冷却用の海水系ポンプの破壊 ＝＞ 冷温停止機能の喪失＇最終ヒートシンク喪失（

原子炉水位の低下へ
高冷非
圧却常
化用用
17９12 所長、消防車による注水の検討指示
防の 電
18：46頃 燃料損傷の開始＇推定（
止注源の 水の
21：19 原子炉水位が判明＇燃料頂部＊200㎜（
ベ 準確
ン 備保
23：00 タービン建屋内での放尃線量の上昇を確認
ト
この頃、最初の電源車が到着
3/12
準
00９06
所長、ベント準備を指示
備＇格納機＇Ｄ．Ｗ（圧力が600kPa超の可能性（
等

水ベ 注
素ン 水
滞ト
実実
留施施

外的事象

01９30 ベントの実施を申入れ、国の了承
02：30 圧力容器の低圧／格納容器の高圧を確認
05：46 消防車により淡水注入開始
07：20 圧力容器の破損＇解析（
09９04 作業員がベントの為、現場へ出発
10９17 格納容器ベント開始
14：30 格納容器ベント成功＇Ｄ／Ｗ圧力低下（

非常用発電機＇ＤＧ（の自動起動

津波の襲来

全電源＇交流・直流（の喪失
非常用復水器等による原子炉の冷却

冷却･注水機能の喪失
ベント機能の損失

原子炉格納容器の圧力上昇

格納容器内の気体を外部に放出させる操作＇手動ベント（

原子炉水位の低下
燃料の露出開始
燃料の重大な損傷と水素・核分裂生成物の大量発生

水素の格納容器からの漏洩、建屋上層階への滞留

消防車等による注水と冷却原子炉建屋の水素爆発

核分裂生成物の放出

14９53 淡水注入完了＇累計80,000ℓ（
14９54 所長、海水注入を指示

水素爆発
放尃能漏れ

15:36

建屋爆発＇５階部分（

19９04 海水注入の開始
20:45 ほう酸を海水に混ぜ炉へ注入開始

210

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追加調査…論点④…

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論点④ 問題点の抽出－ 全電源・冷却機能の同時喪失が、事象進展を著しく加速させた
問題点

事故の進展＇概念図（
地震の発生＇Ｍ9.0 観測史上３番目（

全外部電源の喪失＇交流（原子炉自動停止

非常用発電機＇ＤＧ（の自動起動

津波の襲来

全電源＇交流・直流（の喪失

地震と津波によって、全電源が長期喪失した● 電気融通機能を持つ隣接１号機も電源喪失した為、電源が融通できなかった● 電源盤の水没によって電源車からの給電もできず電源喪失が長期化した● 务悪環境により、電源車到着後も、電源接続口への移動・接続が困難だった● 電源車の確保● 電源盤の確保● 計測機能の確保

ＡＭにおいて交流・直流電源の同時喪失を想定していなかった● 電源喪失と共に、炉水を維持･冷却するＩＣの格納容器隔離弁が閉鎖し、その後の操作が不能になった● 全電源喪失により、遠隔からの減圧・換気等の為の弁操作やベント操作が困難になった● ＳＢＯと同時に直流電源が喪失した場合の運転手項が不明確だった＇ＳＢＯ手項書は、直流電源が正常である事を想定（● 予備バッテリの確保● 直流電源の多様性確保● ベント操作性の向上

炉の冷却の為の代替注水源の確保が不十分かつ遅延した● 電源喪失により注水前の炉減圧操作の遅延＇バッテリー枯渇、駆動用空気圧の低下（● 直流喪失時の減圧の操作性、線量対策の不備● 消火系ディーゼル駆動消化ポンプに不具合があった● 津波による道路液状化、ガレキ等で、外部注水ラインへの移動、接続が困難を極めた● 外部注水ポンプの注入能力の低さ● 外部注水源の確保・補給が長期化した

非常用復水器等による原子炉の冷却

注水機能の喪失
ベント機能の損失

原子炉格納容器の圧力上昇

原子炉水位の低下
燃料の露出開始

格納容器内の気体を外部に放出させる操作＇手動ベント（

燃料の重大な損傷と水素・核分裂生成物の大量発生

水素の格納容器からの漏洩、建屋上層階への滞留

消防車等による注水と冷却原子炉建屋の水素爆発

核分裂生成物の放出

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対策の切り口● 消防車、可搬
ポンプ、重機配備● 水源、水路の多重性・多様性● 高圧系の注水
強化格納容器＇ＰＣＶ（ベント機能が喪失し、手動開放が長期化し遅延した● 電源喪失時のベントの操作性の確保、線量対策が不十分● W/Wベント時の水フィルター効果により核分裂生成物の外部放出の低減効果はあるが、ベント操作の遅延や格納容器過温破損による直接放出に対する線量対策が不十分● ベント位置、操作性改善● 駆動用ボンベ

建屋爆発＇水素爆発（への警戒、動向把握、対策行動が不十分だった● 水素発生を検知する仕組みが確立されていない● 発生し建屋内に滞留した水素を、外部に逃がす仕組みが確立されていない● 建屋ベント● 水素探知機

海側の津波耐性が弱く、津波による最終ヒートシンク喪失後、有効策が打てなかった● 理論上の「高圧冷却⇒SRVによる圧力容器減圧⇒低圧冷却による代替注水⇒格納容器減圧」の除熱手段はあるが、全電源・冷却機能喪失時の管理・運用手項が不明確● 実践演習
● 211
AM手項書
の整備

追加調査…論点④…

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論点④ 第一１号機について、以下の様な対策が可能であれば、事象進展を回避できた可能性があるのではないか？
オンサイト
オフサイト
IC

地震の発生

非常用発電機＇ＤＧ（の自動起動

全電源＇交流・直流（の喪失

注水機能の喪失
ベント機能の損失

高圧系で時間稼ぎ＇24時間以内（

非常用復水器等による原子炉の冷却

高圧冷却系の復旧＇７時間を目標に（

津波の襲来

こ
こ
ま
で
は
事
象
が
進
展
す
る
と
仮
定

原子炉格納容器の圧力上昇

原子炉水位の低下
燃料の露出開始

格納容器内の気体を外部に放出させる操作＇手動ベント（

燃料の重大な損傷と水素・核分裂生成物の大量発生

低圧系準備、冷温停止へ＇24時
間～０週間（水素の格納容器からの漏洩、建屋上層階への滞留

消防車等による注水と冷却

事前の備え

核分裂生成物の放出

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DG

全外部電源の喪失＇交流（原子炉自動停止

初動＇2時間以内（＇Ｍ9.0 観測史上３番目（

原子炉建屋の水素爆発●
電源確保＇第一弾（、中操機能・IC機能の確保、水素爆発への備え● 予備電源への切替え＇小型、２時間程度で素早く運搬、接続（
等電がの 源● 中央制御室のパラメータ監視確保＇予備電源から（
枯空車● 電源系統の健全性を一覧できる仕組みの確立
渇輸・
予● 遅くとも水位がTAF到達迄に、建屋ベント開放＇水素爆発防止（ す （小備る型● ICの内側弁＇交流（をフェイル・オープンへ仕組み変更
８● 高圧冷却系の故障設備の資機材準備、復旧作業
時で ／
間もバ
●
以高ッ
高圧冷却系の復旧、運転による時間稼ぎ、電源確保＇第二弾（
内可テ （ 重● バッテリーの運搬、接続＇直流電源の仮復旧（に 搬リ 物機） 性ー 資等● 高圧系＇ＩＣまたはＨＰＣＩ（の起動
の・ 搬
も電 入の
● オフサイトからの支援が届くまでの間、高圧系で炉心損傷防止の源 の追● 電源車＇DC．ＡＣ（の運搬、接続による更なる電源確保。 盤 ア加● 補給用水源・燃料の確保＇最低でも１３時間分（
ク投セ入● 水素探知機の継続的確認
ス ・
確支
高圧冷却系での時間稼ぎ、低圧系機材の運搬、十分な電源の保援）確保、搬入アクセスの復旧● 高圧系＇HPCI．ＩＣ（による時間稼ぎ● 重機等によるアクセスの確保● 数日～０週間分の電源・DG等の搬入、確保● SR弁による圧力調整、Ｓ．Ｃ水冷却開始による時間稼ぎ● 低圧冷却系の機材搬入、準備

●
燃必
料要
等に
を応
空じ
輸て
（ 、
電
24
時源
間車
以・
電
内源
） 盤
・
ポ
ン
プ
・

炉心減圧、低圧系への移行準備● 低圧冷却系の系統構成、代替注水の準備＇代替海水ポンプ、ＣＳ
ポンプ等（● ＳＲ弁による原子炉減圧の系統構成の準備
炉心減圧、低圧冷却系の起動、冷温停止へ● 炉心の減圧、 低圧冷却系の起動● 冷温停止へ● 非常用DG．DCの多様化● オンサイト高台にSAM用倉庫● 日々の実践演習＇電源、電源盤、ポンプ、燃料、他一式（＇数値化した習熟チェック（ ＇原理、場所、高さ等（
212● 防護服・マスク・計器等の確保 ● 水密性の強化● 通信機能の確保＇防潮堤、建屋止水、防水扉等（● 外部電源の耐震性強化 ● 水源．水路の多様化● 水素探知機、建屋ベントと多様化・融通追加調査…論点④…

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更に、２・３・４号機に対して、次の様な手段を講じられた可能性があるのではないか？
② 当初からあった電源車１台＇または後続車両（をバッテ
リーが唯一生きていた３号機に接続して充電し、RCICを延命① 前ページの方法等により、１号機の事象進展を防止
3/11＜作業環境への被害＞● 暗闇＇照明なし（● データ把握不能へ＇計測・制御機作動せず（＜プラントへの被害＞● 消防車９ ２台中０台は津波で故障＇15:37（● 全外部電源の喪失＇14:46（
もう０台は４・５号機側で孤立・移動不能＇15:37（● 全非常用電源＇DG（の喪失＇15:37● 通信不能、指揮命令困難＇中央制御室と現場間（
甚大な被害● 直流バッテリーの水没～15:41（＇０・１・２・３号機に同時発生（● 人・物資の移動・運搬困難＇液状化、がれき等（● 海水冷却機能の喪失● 务悪苛酷な環境＇余震の多発、放尃線量高（● 行動量・時間の制限＇防御服、マスク、線量計等の不足（
直流バッテリが生き残った３号機は高P/Cが生き残った２号機に電源車接続し電運転停止中の４号機は１・２・３号
圧系で時間を稼ぐ
源復旧を目指す機の対応を優先＜地震発生後のプラントの応答＞● プラント停止＇スクラム成功（● 非常用電源＇DG（起動● 高圧注水系作動

共通事象
地震の発生＇14:46（
津波の襲来＇15:35（③ その間に、炉心減圧と低圧冷却系統を運搬し構成

まず１号機を最優先に対処

福島第一０号機●●●●・ 原子炉減圧・ TAF到達判断できず
・ 注水できず水位低下開始
・ 炉心空焚き状態へ
炉心損傷開始＇18:46頃解析（

全電源喪失
海水冷却機能喪失 福島第一１号機
IC機能はあり
消防車１台を配車

●
●
●
●
●

全電源喪失
海水冷却機能喪失
常用・非常用P/C使用可
高圧冷却RCICあり
電源車１台を配車

RCICで冷却＇14:50（

福島第一２号機●●●●●

全交流電源喪失
海水冷却機能喪失
直流電源あり高圧冷却系RCICあり
同＇HPCI)あり● 全電源喪失● 海水冷却機能喪失● 常用・非常用
P/C使用可福島第一３号機

RCICで冷却＇15:05（④ 現地到着した追加の電源
車を、P/Cが生きていた２号機へ接続し、RCICの機
能を延命

水素の大量発生・蓄積

3/12

・ 消防車による注水＇７／回（＇5:46～14:53（
水素爆発＇15:36（

3/13

RCIC停止＇11:36（

電源車損壊＇15:36頃（

HPCIで冷却＇12:35（

生き残った非常用
P/Cへ接続し、交流電源の復旧を目指していた。爆発により給電不能にHPCI停止＇2:42電源枯渇（
4:15 TAF到達判断
炉心損傷開始＇8:46頃（解析 炉心空焚き状態へ
水素の大量発生・蓄積⑤ その間に、炉心減圧と低圧
水素蓄積＇３号から流入？（
冷却系統を運搬し構成＇炉心損傷開始以降？（

9:08 原子炉の急速減圧実施
9:25 消防車による注水開始＇淡水、ほう酸入り（
3/14

RCICの電源枯
渇に備え消防車の注水準備中だった
17:17 ＴＡＦ到達判断
18:00頃 原子炉減圧開始
原子炉空焚き状態へ

消防車損壊＇11:01頃（
RCIC停止＇13:25頃（
炉心損傷開始＇19:46頃解析（

水素爆発＇11:01（⑥ ３号機の炉心損傷、水素発生が防止できれば、４号機への水素逆流と爆発も防止

RCIC停止後、ベント試み
るもR/D作動圧が高く、失敗＇W/W、D/W共に（水素の大量発生・蓄積

3/15
ブローアウトパネル開放による水素放出？
＇S/C圧が０MPa(abs)を指示＇格納容器は破損？（

水素爆発＇6：12（

213
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追加調査…直下型地震…

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もしも、直下型地震によって原子炉建屋とタービン建屋間の配管破断が発生した場合、どの様な対策が有効となるか？
想定される事象進展● 主蒸気隔離弁が閉出来なかった場合
は？

大地震発生
● 原子炉スクラム● 主蒸気配管破断の発生・ 原子炉建屋とタービン建屋間の配管破断

破断検出により
主蒸気隔離弁の閉鎖・ 主蒸気の流量増大、放尃線量高、圧力低下等
により主蒸気隔離弁が閉鎖･ 隔離弁が閉鎖するまでは、原子炉水位は減圧によるボイド増により上昇し、破断部から二層流となって流出する● 原子炉の水位低下● 自動停止信号発信・ 原子炉水位は炉心露出には至らない
・ 原子炉圧力は高圧状態を維持
・ 主蒸気隔離弁閉＇０／％以上（により原子炉自動停止信号発信● ＰＣＩＳ作動＇水位低下により（・ PCIS＇原子炉格納容器隔離系（の弁＇約５／台（の閉動作● 非常用復水器
による冷却・ IC自動起動に至らない場合には手動起動● 停止時冷却系
による冷却
冷温停止

・ 降圧により低圧冷却系にて引き続き冷却⇒ 主蒸気隔離弁を閉止するための資機材＇弁治具・電源・窒素ボンベ等（を運搬し、弁を閉止● 主蒸気隔離弁が不動作となり、かつ、津波等により全交流電源喪失した場合は？
⇒ ・ 主蒸気隔離弁の外側弁を閉止し、漏えいを停止・ 炉心水位低下による燃料露出を防止する為、電源・最終ヒートシンクの確保
・ ガスタービン発電機、電源車、代替冷却設備等の準備・ 原子炉注水･監視の継続
・ ホイルローダーによる瓦礫撤去等● また、アクセスの為の基幹道路の耐震補強
は重要
214

現在提言している対策「電源・冷却源＇最終ＨＳ（の多重化・多様化」が効果を発揮すると推定

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追加調査…

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・ 個別の質問について

質問①９ ２月１／日頃に放尃線量が上昇した理由は？第一１号機のベントの可能性は？
質問②９ 第一０号機への海水注入は、もっと早く行えたのではないか？判断の遅延があったのでは？
質問③９ 第一３号機の水素爆発は、２号機からの水素逆流が原因なのか？

215
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追加調査…各論…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

質問①： 3月20日頃に放尃線量が上昇した理由は何か？第一２号機でベントしたのではないか？
＝＞ プラント個別のベント実績無し。放出放尃線量・風向き・風速が影響したものと推定される● 線量９ 3月15日～16日は、一時的に約12000μSv/hの高線量を正門付近で測定。 その後のピークは、事務所本館
北で3月18日＇約5000μSv/h（、19日＇約4000μSv/h（、20日＇約3400μSv/h（。 それ以降、減尐傾向となった● 風向き９ 新潟方面は、北東・東北東・東・東南東・南東の風が影響する。 福島第一での3月20日前後の北東～南東の風向きの実績は以下の通り， 3月18日12時20分～16時40分＇4時間20分（ MAX線量率 約4400μSv/h、 風速 2.0ｍ/s， 3月19日 3時30分～10時30分＇7時間（
MAX線量率 約 700μSv/h、 風速 1.5m/s， 3月20日 5時40分～14時30分＇10時間10分（ MAX線量率 約3000μSv/h、 風速 1.9m/s， 3月21日 5時10分～ 6時50分＇1時間40分（ MAX線量率 約2300μSv/h、 風速 0.7ｍ/s
11時40分～18時30分＇6時間40分（ MAX線量率 約2100μSv/h 、風速 1.5ｍ/s● 従って、3月20日には線量が高い状態で、東方面の風が一番長く吹いたが、3月21日にも高い線量の状態で東方面の強い風＇最大6.8m（が吹いている。3月20日、21日の東方面の風の影響の可能性が考えられる， 8月11日の朝日新聞では、3月20日午前＇南向き（、3月20日午後＇南東向き（、21日～22日＇北東向き（● 第一１号機でベントしたからではないのか？
， 3月15日以降、ベント操作は実施されていない● 第一１号機のパラメータの調査結果， 3月15日AM6時頃以降、S/C圧力は測定不能、D/W圧力は大気圧程度まで低下しており、格納容器の破損が発生したと推定。従って、もしベントを実施していても、ベント機能は実現されなかった可能性が大216
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追加調査…各論…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential＇続き（3月20日第一１・２・３号機にて格納容器ベントは実施されていない
福島第一原発構内の空間線量率の推移と風向・風速等 ＇１／００年２月１／日（● ２月１／日午後2時半頃から、事務本館北の線量が上昇している● これは、南東～南向きの風が吹いた為に上昇したものと推定＇東電ヒアリングより（● ２月１／日に第一０・１・２号機において格納容器ベントを実施した事実はない＇東電ヒアリングより（217
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追加調査…各論…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

質問②： 第一１号機への海水注入は、もっと早くできたのではないか？判断遅延があったのではな
いか？ ＝＞ 海水注入は、爆発時刻頃に可能であった。しかし、爆発による影響が大きく、結果的に指示から約４時間後の注入となった

3月12日

5:46

消火系ラインから消防車による淡水注入開始
午前中に消防車2台到着＇柏崎･刈羽、自衛隊（

3月12日 12:00頃

海水注入準備開始＇社長了解（

3月12日 14:53

淡水注入終了3月12日 14:54

海水注入実施指示

3月12日 15:36

1号機爆発
けが人発生、作業中断･退避命令・安否確認・放尃線量上昇・状況確認
・注水ラインのホース損傷・注水ライン再構成

3月12日 19:04

3月12日 20:05

消防車による炉内への海水注入開始
規制法64条規定に基づく海水注入命令● 12時頃より海水注入準備を開始● 15時30分頃までには、3号機逆洗弁ピットを水源 (津波による溜まった海水（として、揚程を確保するために消防車を3台繋ぐ注水ラインを準備。完成直前の状況であった● 15時36分の1号機爆発により、けが人発生。その後、原子炉注水のための消防ポンプの状況確認を決定も、敷地線量の状況確認・安否確認後の17時20分頃に消防車、建屋などの状況調
査に出発● 18時30分頃より、現場の状況報告が始まる。高線量の瓦礫の散乱、準備していた注水ラインのホース損傷があり、使用不可を確認。
● このため、周辺の消火栓内にあるホース収集、ラインの再構成を実施し、19時04分、海水注入
を開始した

218
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追加調査…各論…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

質問③： 第一４号機の水素爆発は、本当に３号機で発生した水素の逆流が原因なのか？
追
加
調
査
か
ら
の
考
察

3号機の爆発によって、3号機の排気筒配管が破断しているのに、水素が逆流するのか？
● 3・３号機の写真を確認した結果、3・３号機ともSGTS配管は破断していない模様 (別紙参照（

3号機爆発前までの水素発生量と、4号機への水素廻り込み量から、４号機の爆発は起り得るのか？
● 東京電力は、3号機の炉心溶融から爆発までの間、水素発生量は５／／Kg～６／／Kgと試算● 発生した水素の総量から、3号機の３・４階と、4号機の4・４階に対して、建物を破壊しうる濃度を実現する事が必要 ⇒ 水素濃度０１％で、4階部分の３／／ｍｍコンクリートを破壊。 水素濃度３％で、5階部分の１４／ｍｍコンクリートを破壊● ５／／ｋｇ～６／／ｋｇの水素の発生量であれば、上述の濃度＇３階０１％、４階３％以上（の蓄積は理論上の可能性はある。しかし、爆轟には約０２％以上の水素濃度が必要とされる為、更なる検証が必要

東
電
の
発
表
内
容

水素が３号機から４号機に廻り込んだエビデンス● ３号機SGTSフィルター・トレインの出口側の放尃線量の方が、入口側よりも高いことから、水素が廻り込んだと推定● また、4号機の使用済み燃料プールからの大量の水素発生の有無については、同プール水位の撮影写真、及び放尃性物質の核種分析結果から、その可能性が低いと推定
219
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追加調査…各論…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential＇参考（３，４号SGTS排気管ルート↑４号機

SGTS排気管合流部

排気筒→
↓３号機

220

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追加調査…各論…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential＇参考（３，４号SGTS排気管ルート
第一２号機の爆発後

東壁

西壁

南壁

北壁

221
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ＰＷＲについて222
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PWR…プロジェクト体制

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

本章における調査は、以下の体制で行ったインタビュー、ヒアリング等の情報聴取にご対応頂いた主な部門、方々

大前研一● 関西電力株式会社 原子力事業本部

関西電力

原子力災害防止対策担当部長 吉原 健介 氏
● 関西電力株式会社 原子力事業本部
原子力技術部門 プラント・保全技術グループ 部長 田中 俊彦 氏
● 関西電力株式会社 東京支社
次長 仙藤 敏和 氏
課長 大神 隆裕 氏

事務局
● 株式会社大前アンド・アソシ
エーツ パートナー 柴田 巌氏● 三菱重工株式会社 原子力事業本部

三菱重工

安全高度化対策推進室 主任 奥野 大作 氏

● 日本原燃株式会社 再処理事
業部 再処理計画部 部長 遊
佐 学氏

223
＇敬称略・項不同（

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ＰＷＲ…

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ＰＷＲ型原子力発電所について、以下の観点から調査・検討を行った● ＢＷＲ型とＰＷＲ型の一般的な特徴、違いは何か？
● 福島第一、第二他の事象分析から得た教訓は、ＰＷＲ型へも適用可能か？
● 事故再発防止の観点から、ＰＷＲ型に固有の考慮点はあるか？
● 現在、保安院が進めている安全対策について、本プロジェクトで得た教訓に照らした場合、その多重性・多様性はどうか？

次ページ以降、上記の各論点について整理した

224
許可なき複製・無断転用を禁じます。 Copyright Team H2O Project all rights reservedプロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

・ ＢＷＲとＰＷＲの特徴
・ ＢＷＲから得た教訓は、ＰＷＲへも適用可能か？

225
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ＰＷＲ…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

ＢＷＲ型とＰＷＲ型原子炉の一般的な特徴・違いは何か？ － 個別機能に違いはあるが、原子炉の停止後、炉心の水位・圧力を制御しつつ、高圧で冷却した後に減圧し、低圧冷却に移行する点は同じ
BWR型

PWR型

外部電源

● 開閉所経由で受電する方式であり、相違点はなし

交流電源● 非常用ディーゼル発電機や交流電源構成は相違点なし● 非常用DG・交流電源盤の設置位置はプラントによって異なるが、BWR型は、グランドレベルより低い場合が多い。ＰＷＲは、グランドレベルの場合が多い

直流電源：● 共に、交流電源から整流し、常に充電されている状態は同じ● 過酷事故の場合、BWRは、高圧注水系設備・制御装置や監視計器の電源として、約8時間分の容量を保持する設計である● PWRでは、設備電源・監視計器電源として約5時間保持できる設
計である

冷却機能
(高圧（

● BWRは、圧力容器が高圧の場合、IC・RCIC・HPCI・HPCS等で原子炉の水位を確保しつつ、SR弁にて炉心の圧力を調整● PWRは、電動／タービン駆動の補助給水ポンプにて蒸気発生器＇SG（の水位を確保し、主蒸気逃がし弁から放尃性物質を含まない蒸気を大気へ放出して、原子炉の除熱・減圧を実施する● 大気中に蒸気を放出できること、タービン駆動の補助給水ポンプ
は、直流電源枯渇後も継続運転できることが、BWRとの違い

冷却機能
(低圧（

● ECCS系統のポンプ＇残留熱除去系ポンプ･余熱除去ポンプ等（による注水と冷却を実施する● BWRは、ＳＲ弁を使って圧力容器を高圧から低圧へ減圧後、原子炉への注水を行い、冷温停止を行う● PWRは、高濃度ほう酸注入後に蒸気発生器＇SG（への給排水
226＇フィードアンドブリード（、または、余熱除去ポンプによって低温停止を行う
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ＰＷＲ…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential＇続き（ － ＰＷＲは放尃性物質を含む冷却材の循環が格納容器内で閉じており、放尃性物質を含まない冷却水＇蒸気（を大気または海へ放熱する仕組み
減圧機能 ● BWRは、圧力容器内の蒸気を、SR弁を開放して格納容器内の圧BWR型

力抑制室(Ｓ．Ｃ、Ｓ．Ｐ等（に送り込んで減圧する● PWRは、蒸気発生器＇ＳＧ（で熱交換した蒸気＇放尃能を含まない（を、主蒸気逃がし弁を開放して大気へ逃がす事で減圧する● ＰＷＲの主蒸気逃がし弁は格納容器外にあり、空気作動＇手動開放も可（
最終ヒートシンク ● 共に、海水を最終ヒートシンクとし、海側にポンプを設置＇逃がし場（ ● さらにPWRは、最終ヒートシンクとして大気へ放熱する手段も持つ
格納容器 ● BWRは、格納容器のベント機能として、S/CとD/Wからのベントラ
ベント機能インを設けている。ラインにはラプチャーディスクを設置し、設定圧力に達すると自動的に破断する仕組み● PWRの格納容器は、BWRと比べて約５倍＇※（の容積であり、圧力上昇が小さい為、ベントラインは設置されていない＇※９ 同出力での比較（。

PWR型

水素爆発 ● BWRは、格納容器に窒素を封入する事で、格納容器内の水素爆の防止
轟を防止する仕組み● 福島第一では、水素が格納容器の貫通部等を介して原子炉建屋に漏えいし、水素爆発が起きた(推定（。BWRは、原子炉建屋への水素漏えいは想定していなかった● PWRは、格納容器の容積が大きい事で、水素爆轟を防止する仕組み。容積が小さいプラントでは、水素濃度を下げる為に、水素燃焼装置＇イグナイター（を設置している● PWRは、アニュラスへの水素漏えいは想定していないが、格納容器の貫通部からの漏えいに対しては、アニュラス排気系によりフィルタを通して排気する設計
227● 水素の発生源となるジルコニウムについて、ＰＷＲの炉内で使用されている量は、ＢＷＲの半分以下との研究資料がある
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ＰＷＲ…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

ＢＷＲの燃料棒にあるチャネルボックスがＰＷＲには無い為、ＰＷＲの炉内で使用されているジルコ
ニウム量は、ＢＷＲの半分以下との米国研究資料がある

原子炉のタイプ
格納容器のタイプ
出力
ジルコニウムの使用量
同、クラッディング部
同、チャネルボックス部
合計
可能性のある水素の発生量
同、出力単位当りの発生量

出典９ In-Vessel Zircaloy Oxidation/Hydrogen Generation Behavior During Severe Accidents
Prepared by A.W. Cronenberg September 1990. NUREG/CR-5597

同一条件下で比較すると、発生する水素の絶対量が尐ない事、ＰＷＲの格納容器がＢＷＲより約５倍大きい事により、格納容器内の水素濃度が低くなる可能性が指摘されている
228
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ＰＷＲ…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

福島第一、第二他の事象分析から得た教訓は、ＰＷＲ型へも適用可能か？ ＝＞ 適用可能であり、「いかなる環境下でも、原子炉へ電源・冷却源を提供する事」の重要性は変わらない＜ ＢＷＲの調査から得た教訓とＰＷＲへの適用の有効性に関する確認 ＇サマリー（※ ＞

分類

教訓

ＰＷＲでも
適用可能か？

コメント

地震、津波の影響

約１／頄目の教訓○

・ 全て適用可能

電源喪失

約２０頄目の教訓○

・ 全て適用可能

海水冷却機能の喪失

約５頄目の教訓○・ 全て適用可能

他の発電所と比較して約６頄目の教訓○・ 全て適用可能

高圧冷却機能約１１頄目の教訓○

・ 全て適用可能
・ ＰＷＲは電源を必要としない機能も有する＇例、
タービン動補助給水ポンプによる冷却（

ベント機能

約１８頄目の教訓○

・ 主蒸気逃し弁については、全て適用可能
・ ＰＷＲは、ラプチャーディスク、格納容器ベントに相当する機能がない為、適用外

低圧冷却機能約０／頄目の教訓○

・ 全て適用可能

全体からの教訓

約１４頄目の教訓○

・ ＰＷＲは、ラプチャーディスク、格納容器ベントに相当する機能がない為、適用外
・ それ以外は、適用可能

229※９ 詳細は、補足資料「福島第一の教訓のＰＷＲ型プラントへの適用性について」を参照
許可なき複製・無断転用を禁じます。 Copyright Team H2O Project all rights reservedプロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

・ ＰＷＲに固有の考慮点、検討

230
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ＰＷＲ…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

福島第一原発事故の再発防止の観点から、ＰＷＲ型に固有の考慮点はあるか？
● ２月００日の東北地方太平洋沖地震も含め、これまでの日本の大地震において、国内のＢＷＲ型
は全て地震による原子炉のスクラムに成功している。同規模の地震の際に、ＰＷＲは正常にスクラムするのか？＇次ページ参照（● 全交流電源喪失時には、一次冷却材ポンプのシール部からの漏洩が発生し、一次冷却材の大幅な減尐が生じ、炉心の高圧系冷却が機能しないのではないか？＇次ページ以降参照（● ＰＷＲ型は、格納容器のサイズ＇容積（を大きくする事、及び、炉心の熱の大半を主蒸気逃し弁を通じて大気へ放出する仕組みである事により、格納容器の高圧化や水素爆発等を防止する設計思想である＇ＢＷＲ型の約４倍の容積＇同出力での比較（（。従って、格納容器の減圧を目的とするベント機能を保有していない。また、低温停止への運転過程においても、格納容器の減圧を必要としない設計である● ＰＷＲは、使用済み燃料ピットが格納容器外のグランドレベル付近にある。従って、ＢＷＲと比べて、建屋外部から同ピットへのアクセスが容易である＇アクセス通路、高さ共（● ＰＷＲでは、最終ヒートシンクが２種類ある＇海へ、大気へ（
231
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ＰＷＲ…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

制御棒挿入性について － 常に制御棒の先端約２０ｃｍが燃料棒に挿入された状態にあり、設計値の約１／５＇約１６０ガル（の地震動で作動し、自然落下により２秒弱で挿入される仕組みである● 制御棒の挿入については、「挿入経路の確保」が重要＝＞ 下図のとおり地震時の経路を確保されている。また、試験による検証も行われている①案内管＇案内板（
によるガイド挿入経路について制御棒クラスタ

制御棒駆動装置
制御棒クラスタ案内管＇内部に制御棒クラスタ（

挿
入
方
向

制御棒クラスタ
案内管上部案内板

上部炉心支持板

燃料集合体＇制御棒案内ｼﾝﾌﾞﾙ（

挿
入
方
向

制
御
棒
ク
ラ
ス
タ

制御棒

制御棒クラスタ
案内管中部案内板
制御棒クラスタ案内管
上部炉心板(a)原子炉容器概要

・挿入経路部分は、炉心板等によりしっかりと支持
・燃料集合体は案内ピン、上下部炉心板で支持されており、横滑り、浮上りはない ＇BWR： 鉛直方向の固定無し（
・トリップ時*には制御棒クラスタが重力により落下する＇BWR：下部から挿入（*９ 地震トリップ設定値の例＝160Gal＇発電所により若干異なる（ (b)制御棒クラスタ
挿入経路概要上部ノズル
燃料集合体＇制御棒
案内シンブル（②制御棒クラスタ先端の一部は燃料集合体に常に挿入された状態③制御棒案内シンブル
によるガイド④燃料集合体は上下部
炉心板の案内ピンで支持232(c) 挿入ガイドの状況
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ＰＷＲ…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential＇続き（ 地震発生時の挿入性については、実規模での大規模な加振試験を実施*し、設計値の３．
３倍の地震動でも挿入される事が確認されている＇実際には、設計値の約１／５で挿入される（
試験概要
制御棒駆動装置
制御棒駆動装置

支持架台
支持架台
タイロッド

10
10 Mm

実機模擬

制御棒クラスタ案内管
制御棒クラスタ案内管

冷却材

冷却材

(b)燃料集合体配置概要

m
約3
約3M

振動台
振動台

＜試験結果＞

燃料集合体
燃料集合体
＇３体（

試験容器

試験容器

1.5 M

1.5 m
(a)加振試験概要＜加振条件＞
・模擬地震波→実機プラントを参考とし、燃料集合体及び制御棒の振動が最も厳しくなるものとして作成＇S2包絡波（・模擬地震波の最大加速度は８４／Gal
・試験は模擬地震波の約２－２倍のレベルまで実施し、挿入性を確認(c)制御棒挿入時間と入力加速度の関係

地震時＇S2の3.3倍（においても、各構造は損傷することなく、また、制御棒クラスタはガイドに沿って挿入されている。

233

許可なき複製・無断転用を禁じます。 Copyright Team H2O Project all rights reserved＇*９平成17年度JNES報告書「機器耐力その１＇PWR制御棒挿入性試験（」

ＰＷＲ…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

一次冷却材の減尐 － ＳＢＯ時、炉心の一次冷却材ポンプのシール部への注入・冷却が出来ず、シール部から一次冷却材の漏洩が生じ、炉心が安定冷却できない可能性が指摘されている
原子炉格納容器＜ＲＣＰシール部 ＇拡大図（＞

加圧器

原子炉容器

冷却材ドレンタンクへ
蒸気発生器
水

タービン

No.3シールリークオフ

発電機

第２段
シール

No.2シールリークオフ

No.1シールリークオフ＇封水注入戻り（
放水路へ

一次冷却材
ポンプ

体積制御タンクへ

冷却水＇海水（

第０段
シール＜一次冷却材ポンプ＇拡大図（＞

ＲＣＰシール部①

格納容器

ＲＣＰシール部
ＳＢＯ時
停止

内

外

M

封水注入水

体積制御タンクより

×

流路

M

×

ＣＣＷポンプ＇原子炉補機冷却水ポンプ（
M

第１段
シール

封水注入戻りライン

×

ＳＢＯ時 手動閉止

外部電源喪失により
ＲＣＳ水＇高温水（がシール部に到達

×

ＳＢＯ時
停止

M

×

封水注入ラインラプチャディスク

充てんポンプ

封水注入系統②① 通常時９ 体積制御タンクから、青線の経路にて高圧冷却水が循環し、炉心からの一次冷却材の漏洩を防止している

ＳＢＯ時
手動閉止

加圧器逃しタンクサーマルバリア冷却水系統

体積制御
タンク

② 全交流電源喪失時９ この青線の冷却水循環が停止する為、炉内の一次冷却水が、上図の赤線の経路を通じて漏洩する可能性が指摘されている
234
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ＰＷＲ…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

一次冷却材の減尐 － 解析の結果、TDAFWP※０等を使用して高温安定状態※１まで冷却した場合、このＲＣＰシール部からの一次冷却材の漏洩を考慮しても、蓄圧タンクから同等量の注水がなされる為、炉心は適切に維持される ＇※０ タービン動補助給水ポンプ、※１ 約０６／℃、／－６MPa)
解析条件

図Ａ： ＲＣＰシール部からの一次冷却材の漏洩量の推移

解析条件

対象プラント• 4ループプラント

初期条件• 原子炉出力、原子炉圧力、1次冷却材平均温度等の初期条件は設計
最確値

外乱• 時刻0秒で外部電源喪失の発生を想定し、タービントリップ、主給水喪失、RCPコーストダウンを仮定• RCP回転数低信号による原子炉トリップを仮定

補助給水流量• 1分後に補助給水を開始＇4SGへ（• 補助給水流量はSG水位が狭域水位内に維持できるよう調整

運転員操作• 30分後に主蒸気逃がし弁を全開にして強制冷却を開始

蓄圧タンク• 原子炉圧力の低下に伴いほう酸水がRCSに注入• RCS圧力が1.7MPa[gage]まで低下した時点で蓄圧タンク出口弁を閉止崩壊熱• FP９日本原子力学会推奨値• アクチニド９ORIGEN2

解析における事象進展仮定，

・SBO発生・RCPからの漏えい開始①

原子炉トリップ

②

時刻

0秒

備考

RCPからの初期漏えい率は21gpm/RCP

1.5秒，

タービン動補助給水ポンプ起
動

1分

，

③

主蒸気逃がし弁手動操作開始

30分

RCS温度208℃を目標に冷却④

蓄圧タンク作動約1時間

RCS圧力4.2MPa[gage]⑤

蓄圧タンク出口弁を手動閉止

約12時間

RCS圧力1.7MPa[gage]⑥

主蒸気逃がし弁手動操作

約12時間

RCS温度170℃を目標に冷却⑦

RCPからの漏えい停止

約14時間

RCS圧力0.83MPa[gage]

約19時間

RCS圧力0.7MPa[gage]＇RCS温度170℃（⑧

安定冷却状態到達

3

⑦

80
60
40
20
0
0

10

20

30

40

50

60x10

3

時間 (秒)• RCPからの漏えいを仮定

主要な事象進展・操作

100x10

時間＇秒（
蓄圧タンクからの注入量積算値＇kg（
蓄圧タンクからの注入量積算値（kg）

漏えい量

RCPからの漏えい量＇kg（
RCPからの漏えい量（kg）

頄目

図Ｂ： 一次冷却材の減尐に伴い、蓄圧タンクから自動注入される冷却水の量の推移

100x10

3

⑤

80
60
40

④

20
0
0

10

20

30
時間＇秒（
時間 (秒)

40

50

60x10

●

●

●

冷ぜ
却の
は結
適果
切、
に一
維次
持冷
さ却
れ材
るの
と量
推は
定殆
さど
れ減
る少
せ
ず
、
炉
心

却し
水か
がし
、 、
自蓄
動圧
的タ
にン
注ク
入か
さら
れ、
減
る少
（図 し
Ｂ た
） 量
と
同
等
の
冷

一全
次交
冷流
却電
材源
は喪
減失
少時
す、
るシ
（図 ー
ル
Ａ 部
） か
ら
の
漏
洩
に
よ
り
、

3

235
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・ ＰＷＲ型の現状＇大飯２・３号機を事例として（236
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ＰＷＲ…大飯２・３号機の現状

大飯３，４号機の現状＇主要設備の立地と海抜（ － 主要な建屋は海抜９．７ｍに立地。バッテリーと主要電源盤＇Ｍ／Ｃ、Ｐ／Ｃ（は１５．８ｍ、非常用発電機は１０ｍの高さにある。海水ポンプは４．６５ｍ

原子炉格納容器
使用済み燃料ピット
主蒸気逃がし弁バッテリー室＇直流電源盤（

蒸気発生器

中央制御室

変圧器(+13.5m)
消防ポンプ用
燃料(+14.4m)

蒸気タービン(+26.0m)(+21.8m)(グランドレベル：+9.7m)(+15.8m)

海水ポンプ(ﾓｰﾀ下端：+4.65m)(+18.1m)

蓄圧タンク(+10.0m)(+17.1m)(+3.5m)

原子炉容器
充てんポンプ(+10.0m（

EL＇海抜（： 0m＜冷却水供給先＞
・余熱除去ポンプ
・高圧注入ポンプ
原子炉補機冷却水ポンプ
・充てんポンプ
・使用済燃料ピットポンプ(+7.0m)・制御用空気圧縮装置、等電動補助給水ポンプ

余熱除去ポンプ

非常用ディーゼル発電機
タービン動補助給水ポンプ
制御用空気圧縮機(+3.5m)237
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ＰＷＲ…大飯２・３号機の現状

炉心冷却機能の全体像－ ＰＷＲは、最終ヒートシンク＇ＨＳ（として、大気または海に熱を逃がす方法の２種類を持つ。いずれでも低温停止まで移行可能であり、放尃性物質を含まない放熱である● ＥＣＣＳ＇余熱除去系（で交換した熱＇冷却水（を海へ逃がす● 逃がす水は３次系であり、放尃性物質を含まない

消火水系へ

淡水
タンク
Ｍ

ほう酸
タンク

● 蒸気発生器で交換した熱＇蒸
気（を大気へ逃がす● 逃がす蒸気は２次系であり、放尃性物質を含まない

最終ＨＳ
＝ 大気

原子炉格納容器

電動消火水
ポンプ

格納容器スプレイ

主蒸気逃がし弁ディーゼル消火水ポンプ

主蒸気隔離弁

主蒸気
燃料取替
用水ピット

ほう酸ポンプ

Ｍ

Ｍ

蓄圧タンク 加圧器
Ｍ

制御棒

格納容器スプレイ系

駆動用蒸気

蒸
気
発
生
器

主蒸気ラインドレン
起動弁
主給水

主給水隔離弁
２次系純水
タンク

Ｍ

空冷式非常用
発電装置

蒸気タービンへ

加圧器逃がし弁

充てんポンプ

ＭＭ

タービン動
補助給水ポンプ

原子炉容器

高圧注入系

Ｍ

余熱除去系

ﾒﾀﾙｸﾗｯﾄﾞｽｲｯﾁ
ｷﾞｱ開閉装置

復水
ピット

１次冷却材ポンプ

非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ
発電機

最終ＨＳ
＝ 海

Ｍ

電動補助給水ポンプ
原子炉補機
冷却水ポンプ

大容量ポンプ

格納容器サンプ

Ｍ
海へ

消防
ポンプ

海水

238

海水ポンプ
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ＰＷＲ…大飯２・３号機の現状

ＳＢＯ時の冷却シナリオ － 高温停止まで＇0.7MPa、170℃（と、低温停止まで＇93℃（の２段階で構成される。後者は、最終ヒートシンクとして、海・大気のいずれでも実行可能
炉心冷却機能①＇高温停止（① タービン動補助給水ポンプ自動
起動

15.4MPa

１
次
冷
却
材
の
圧
力

② 主蒸気逃がし弁を開放し、蒸気発生器を介して炉心冷却を開始＇手動開放可（炉心冷却機能②＇低温停止（

低温停止への移行準備完了後、以下のいずれかを実施①～④の間、①の起動の瞬間を除けば、電源不要の仕組み方法１＇大気への放熱の場合＝フィード＆ブリード方式（● ほう酸ポンプを用いて、原子炉容器の０次冷却系にほう酸水を注入＇／－４ＭＰａ、約０４８℃へ（● その後、消防ポンプを用いて、蒸気発生器に海水を直接給水● 同時に、主蒸気ラインのドレンラインから注入した海水を排水して、低温停止へ＇約８２℃（③ 約３－１Ｍｐａで蓄圧タンクからほう酸水が自動的に流入開始④ 約０・６Ｍｐａで冷却を一旦停止し、蓄圧タンクの出口電動弁を閉止＇０次冷却系への窒素混入防止（4.2MPa⑤ 蓄圧タンクの出口電動弁を閉止後、冷却を再開

1.7MPa⑥ ０次冷却系圧力が約／－６ＭＰａに達すれ
ば冷却を停止し、安定的に除熱を継続(約208℃)● 余熱除去系を用いて低温停止へ＇約８２℃へ（(約170℃)

0.7MPa

全交流電源の喪失

方法２＇海への放熱の場合（● 大容量ポンプにより、原子炉補機冷却水クーラへの海水供給ラインを構成後、原子炉補機冷却系を起動● 充てんポンプを用いて０次冷却系にほう酸水を注入

低温停止へ

約半日

約０日

時間

ＰＷＲは、約１７０℃で炉心を安定管理できる仕組みであり、＇ＢＷＲの様に（その状態から更に１００℃以下ま239で冷却する事の技術的な意味は小さい
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ＰＷＲ…大飯２・３号機の現状

安全対策の全体像 － ３月１１日以降、電源・水源の確保、浸水対策の３分野を中心に、継続的に多重性・多様性の強化がなされている ＇１／００年００月末現在（
大気放出

原子炉格納容器③浸水対策● 扉のシール施工

加圧器

放尃性物質を含まない蒸気を大気に放出

蒸気

原子炉容器

バッテリー

蒸気発生器

中央
制御室

水 水

タービン

発電機

監視機能の
確保
燃料

①電源確保
● 空冷式非常用発電装置等の設置

Ｐ
③浸水対策

循環水
ポンプ

蒸
気
で
回
転

給水ポンプ

タービン動補助給水ポンプ● 扉のシール施工

放水路へ
冷却水＇海水（電気ではなく、蒸気で駆動するポンプで給水

復水
タンク

淡水
タンク

②水源確保
● 消防ポンプ等による給水240

次ページ以降、上記①②③について個別に概観する

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ＰＷＲ…大飯２・３号機の現状①電源確保 － 海抜３３．３ｍに設置した大規模な空冷式非常用発電機を中心に、多様性・多重性を強化。訓練ではＳＢＯから約７８分で全号機への給電開始が可能なレベルに
ハード面： 電源の多様化・多重化

ソフト面： 訓練の強化

１－４号機全体で必要な電源を確保する為に＇冷却方法の多様化へ対応（
合計：2310kVA

14600kVA

監視機器等
への供給

炉心冷却手段の拡大

更なる多様化＇中長期（・中央制御室・ほう酸ポンプ
・余熱除去系
等

・非常用炉心冷
却設備
・海水ポンプ等

配備した電源車や非常用ＤＧを速やかに接続する為に● 体制の確立● マニュアル整備、訓練の実施
・電源車の配置・電源ケーブル接続
・電源車の運転・電源車への給油

電源車の接続

電源車の配備

空冷式非常用発電機９ ７台

休日・夜間

常に6名確保

これまでの実施回数＇１／００年０／月１７日現在（

平日訓練

０３回

夜間訓練

２回

休日訓練

１回

夜間訓練

恒設非常用
発電機９ ３台

注（ 上記は発電所全体の合計数● 迅速・確実な接続の対策
・
ＤＧすぐ横に接続口とケーブル系統
を常設済み。接続するだけの状態へ
・
海抜30m以上に設置● 訓練の反映
・夜間のヘッドランプの配備
・作業性向上のため接続端子形状の改善 他●
・● 訓練の習熟による接続時間の短縮
電源車９１３５分 ⇒ 空冷式非常用発電装置９７８分
241＇全号機への給電完了迄の所要時間（

バッテリー
オンサイトに備蓄

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ＰＷＲ…大飯２・３号機の現状②冷却源確保 － 初動から１６日分の冷却水を常設タンクに確保。可搬性の高い消防ポンプと、高出力な大容量ポンプ＇１／００年０１月導入予定（の組合せにより、多重性・多様性を強化
ソフト面： 訓練の強化

ハード面： 冷却源の多様化・多重化

高温・低温冷却、２種類の最終ヒートシンクへの冷却源を確実にする為に
海水ポンプ
の代替

冷
却
水
の
供
給
能
力

電源供給源
の多様化
炉心のさら
なる冷却
冷却手段の
確保

炉心冷却
＇低温（

ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ
発電機の冷却配備した消防ポンプ等を速やかに敷設する為に● 体制の確立： 緊急時の召集体制の強化● マニュアル整備、
これまでの実施回数＇１／００年０／月１７日現在（
訓練の実施
・ポンプの配置・ホースの敷設・ポンプの運転・ポンプへの給油

原子炉補機
冷却系統への
給水

・炉心冷却
＇高温（
・燃料ピット

ポンプ設置

ＳＧ給水訓練１／回

ＳＦＰ給水訓練

０１回

Cold Shut Down訓練

３回

ホース敷設

● 訓練の反映
消防ポンプ
１４台

消防ポンプ
の追加９＊１７台

消防ポンプの総配備数
注（ 上記は発電所全体の合計数 ７７台＇予備含む（

可般式エンジン駆動海水ポンプ９ ２／台
総配備数２１台＇予備含む（

大容量ポンプ９
０台＇ＤＧ駆動、軽油燃料、
自走式（＇１／００年０１
月導入予定（・ ポンプ設置箇所へのマーキング
・ 連絡を密とするため無線機を配備 他● 資機材の予備
・ 消防ポンプ 必要台数４２台．総数７７台
・ ホース 必要本数５２０本．総数５６／本

242

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ＰＷＲ…大飯２・３号機の現状②冷却源確保 － ２０１１年１２月に敷設され、現在、導入進行中の大容量ポンプの訓練状況

海水取水口

海水取水ポンプ

海水吐出口

訓練用取水タンク＇容量：１５０ｍ３（
243
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ＰＷＲ…大飯２・３号機の現状

＇続き（

吐出ライン

流量調節操作
大容量ポンプ起動

吐出流量計

吐出口
244
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ＰＷＲ…大飯２・３号機の現状③浸水対策 － 低い位置にある非常用ディーゼル発電機、タービン動／電動補助給水ポンプ等を保護する為に、海抜１１．４ｍまでの浸水対策を実施済み
原子炉格納容器＜概念図＞

使用済み燃料ピット

タービン建屋原子炉周辺建屋

タービン

蒸気発生器

バッテリー室＇直流電源盤（ 中央制御室
メタクラ室(+26.0m)

復水器(+21.8m)(グランドレベル９+9.7m)(+15.8m)－ ＋11.4ｍ －(+10.0m)(+3.5m)

←
EL:0m

原子炉容器

非常用ディーゼル発電機
タービン動補助給水ポンプ

電動補助給水ポンプ
TD-AFWP室の外側が完全浸水した場合、０時間当り約0.3cmの浸水＇実験データから（

扉のシール

防潮扉

配管貫通部シール

対策前対策後EL.10.0m
245

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ＰＷＲ…大飯２・３号機の現状

今後の追加対策 － 高台の恒設非常用発電機、免震重要棟、電源の相互融通機能等を計
画または検討中
対策
電源確保

最終ヒートシンクの確保

Ｈ１２年度下期

Ｈ１３年度上期

Ｈ１３年度下期

送電線の強化

今回の地震、設備被害の詳細を検討の上、適切に対応していく

恒設非常用発電機の設置

設計・調査・敷地造成

平成１４年１月

復水ピット、純水タンク、淡水タンク間の配管改造

設計・製作・施工
平成１４年２月

純水タンク、淡水タンク周りの防護壁設置海水ポンプ電動機予備品の確保
大容量ポンプ
使用済燃料ピットの冷却機能の確保

使用済み燃料ピット冷却機
能の強化

津波等に対する対策強化

既存防波堤のかさ上げ

設計・制作・施工
平成１３年２月
製作・設置
設置 平成１２年０１月
平成１３年２月
製作・施工
平成１５年２月
製作・項次施工

安全上重要な設備の浸水対策の強化
海水ポンプの津波対策の強化の為の防護壁の設置
発電所構内の通信手段の確保

免震事務棟に通信設備を移設

水素爆発の防止格納容器内への触媒式水素再結合装置

製作・項次施工

平成１４年５月
製作・設置
平成１７年度頃
平成１３～１４年度＇定期検査時に設置（

246
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ＰＷＲ…大飯２・３号機の現状

炉心損傷の防止＇ＳＢＯ、最終ＨＳの喪失（ － 空冷式非常用発電装置と給水手段の強化により、外部支援なしで原子炉に約１６日間冷却できる

原子炉格納容器

発電所外部

安全対策後

安全対策前

からの支援

加圧器

中央
制御室

蒸気
原子炉容器

水

空冷式非常用発電装置＇６日分の燃料タンク（

水位等の監視重油タンク＇７４日分の燃料備蓄（

バッテリー

電動補助
給水ポンプ

燃料

蒸気発生器
＇原子炉の熱を除去（

タービン動
補助給水ポンプ

大飯発電所
所内

Ｃ，１次系
純水タンク

2次系純水
タンク(予備)

ガソリン保管庫

消防ポンプ
復水
ピット

大飯発電所
所外
【陸路輸送】
タンクローリー【空路輸送】
ヘリコプター【陸路輸送】
トラック

海水

247
消防ポンプ等に必要なガソリン等を外部から輸送する事により、更に長期間、給水を継続できる
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ＰＷＲ…大飯２・３号機の現状＇続き（ － 使用済燃料ピットも、空冷式非常用発電装置、各種タンクからの給水、消防ポンプによる給水手段の強化により、外部支援なしで約１０日間の給水が可能になった＜ 使用済み燃料ピットの冷却 ＞

発電所外部

安全確保対策後
安全確保対策前

からの支援
No.1
淡水タンク

消火栓

大飯発電所
所内

大飯発電所
所外

水位低下分を適宜補給
０次系
純水
タンク
０次系補給水ポンプ

重油タンク
空冷式非常用発電装置【陸路輸送】
タンクローリー

使用済燃料ピット

ガソリン保管庫ポンプ【空路輸送】
ヘリコプター

クーラ
消防ポンプ

ポンプ
クーラ
海水で冷やした冷却水

９電源喪失により起動できない
または機能喪失【陸路輸送】
トラック

海水

248
消防ポンプ等に必要なガソリン等を外部から輸送する事により、更に長期間、給水を継続できる
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ＰＷＲ…大飯２・３号機の現状

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水素爆発の防止 － 関西電力の試算では、格納容器が大きい為、燃料棒の７５％のジルコ
ニウムが反応しても爆轟濃度に至らない【アニュラス排気系】
排気筒

福島第一事故の知見

対策

格納容器内

● PWRは格納容器の容量が大きい
為、水素濃度が低くなり、爆発限界までの裕度が大きい● 炉心損傷に伴い大量の水素が発生し、格
格納容器

フィルター
ユニット

納容器内に充満● 今後、格納容器内に静的触媒式
水素再結合装置を設置し、更に水素濃度の低減策を実施

水素漏洩

アニュラス部

格納容器外● 格納容器を取り囲む

容積：約72,900m3＇大飯３・４号機（
大飯２号機と同等の出力110万ｋWのBWR格納容器に比べ約４倍の容量

原子炉建屋に水素漏

洩し、爆発

今後、格納容器には静的触媒装置を設置し、更に強化予定である● アニュラス部の排気手項を整備し、水素の外部への排気を行う● 排気設備の運転に必要な電源は、空冷式非常用発電装置を利用

249
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・ 保安院の安全対策の多様性・多重性＇大飯２・３号機を事例として（250
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ＰＷＲ…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

３月末・４月初に保安院が指示した現行の安全対策について、福島第一の事象進展に大きな影響を与えた１０頄目に分類し、その多重性・多様性の確認を行った
インフラ系機能

電源の供給● 外部電源● 交流電源● 直流電源原子炉の主要機能● パラメータ監視機能＇中央制御室（● 炉心冷却機能● 蒸気発生器＇ＳＧ（減圧機能

冷却源の供給● 水素爆発の防止機能● 冷却水源系統● 燃料＇重油、軽油、ガソリン（● 海水系機能＇最終ヒートシンク（

251
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ＰＷＲ…

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多重性・多様性の確認においては、３つの異なるレベルでの検証が重要である① 単一系統内での多重
性、多様性

常用
＇事故（

② 同一プラント内の異なる系統間の多重性、多様性③ 複数プラント間での共有、融通による多重性、多様性

非常用＇過酷事故（

超非常用＇超過酷事故（＇オフサイト支援含む（● 非常用予備ＤＧ車両 １台● 屋外の異なる場所、高さに設置● 移動可能ＤＧ車両 １台● オフサイトにて１３時間以内
に移動可能

０号機
● 非常用ＤＧ １機● 空冷式０機、水冷式０機● ０機は０階、０機は１階

１号機● 非常用ＤＧ １機● 空冷式０機、水冷式０機● ０号機他と融通可能

・・・

現状のストレス・テス
トがカバーしていない
領域
シビアアクシデント対策を確実に実行する為に、今後の教育・訓練強化が重要となる度合い

多重性・多様性を高める為には、教育・訓練の強化、習熟度の確認も合せて重要大252

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ＰＷＲ…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential

多重性・多様性のサマリー － 常用・非常用については、対策系統が確立されている。超非常用は、更なる対策の具体化と実践演習の強化が重要
常用＇設計ベース（

非常用＇ｱｸｼﾃﾞﾝﾄﾏﾈｼﾞﾒﾝﾄ（

超非常用＇ｻｲﾄ外支援（● 電源
・外部電源 ＇１系統３回線（
・非常用ＤＧ発電機 ＇１台（
・直流電源＇バッテリー（ (１系統（● 電源
・高台の電源車 ＇０台（
空冷式非常用発電機 ＇１台（・恒設非常用発電機 ＇０台（

● 電源
・オフサイトからヘリコプター等でバッテリー、燃料等を搬入● 冷却機能； 高温停止
・TD-AFWP ＇０台（
・MD-AFWP ＇１台（
・主蒸気逃がし弁 ＇３台（

● 冷却機能： 高温停止
・MD-AFWP＇１台（＇空冷式非常用発電機から給電（
・＇仮設中圧ポンプ＇計画中（（● 冷却機能・オフサイトから燃料等を搬入● 冷却機能： 低温停止
・余熱除去ポンプ ＇１台（
・原子炉補機冷却水ﾎﾟﾝﾌﾟ(３台（・海水ポンプ ＇２台（

● 冷却機能： 低温停止
・大容量ポンプ＇０台*（＇海水ポンプ代替（・可搬式消防ポンプ＇ＳＧへの直接給水（）発電所で０台● 水源・淡水タンク＇４台）（
・海水・可搬式消防ポンプ＇復水ピットへの海水補給（）発電所で４台● 水源・復水ピット ＇０台（
・１次系純水タンク ＇４台）（）発電所で４台● 水源
・＇オフサイトからの水源補給＇周辺の河川、湖、池等からの補給（（

次ページ以降、福島第一での事象を目安として、主要機能別に多重性・多様性を詳述する 253
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ＰＷＲ…

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外部電源の多重性・多様性 － 福島第一事故を踏まえて、全プラント間で外部電源を融通する対策が計画されている
大飯発電所
３号機

２号機

１号機

● 大飯原発では、それぞれ異なる変電所から、独立した３系統の受電網がある

０号機

大飯支線
(77kV)
主変圧器

開閉所

予備変圧器

起動変圧器
若狭湾

12km

第１大飯幹線(500kV)

大飯幹線(500kV)

小浜変電所

京北開閉所

45km
63km

西京都変電所

第１大飯幹線

大飯幹線

大飯支線－ 福島第一の場合は、同一変電所から２系統であった● 現在、１つの開閉所が使用不能な場合でも、１・２号機間、３・４号機間においては、６．６ｋV電源の融通が可能である

77kV

500kV母線● 更に今後、１－４号機間の全てにおいて６．６ｋV
電源の融通を可能にする対策が計画されている

500kV母線

主変圧器
1,2号
予備
変圧器

起動変圧器

DG

所内変圧器

＇将来の中長期的観点からは、ケーブルの地下化も有効ではないか？（

6.6kV母線

6.6kV母線

A

3,4号
予備
変圧器

B

０号機非常用電源

A

DG

6.6kV母線

B

１号機非常用電源

A

DG

6.6kV母線

B

２号機非常用電源

A

DG

B

３号機非常用電源

254

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ＰＷＲ…

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交流電源の多重性・多様性 － 電源車・空冷式非常用ディーゼル発電機の設置により、尤度が強化された。将来、恒設非常用発電機が高台に設置され、更に強化される見込み
４号空冷式
非常用発電機
電
源
車

３号空冷式
非常用発電機３号機 ２号機

海抜＇ｍ（

駆動
方式等

水密
対策
の有無

名称

数

設置
場所

・ ディーゼル発電
機＇ＤＧ（

１

Ｅ．Ｂ

０／－／

水冷

実施中

・電源車

１

屋外

２２－２

空冷

高台

・空冷式非常用ＤＧ

１

屋外

２２－２

空冷

高台

用

・恒設非常用発電機＇将来設置（

０

建屋

高台

空冷

高台

超

・ 非常用発電機＇オフサイト（１号機 ０号機

常用
４号DG 3号DG
発電機 発電機開閉所
若狭湾

３，４号機恒設非常用発電機建屋

＇１，２号機恒設非
常用発電機建屋（

非常原子炉格納容器

恒設非常用発電機

空冷式非常用DG

非常
蒸気タービン(+26.0m)

用(+21.8m)(+15.8m) (+18.1m)(+10.0m)(+3.5m)

非常用DG

255
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ＰＷＲ…

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直流電源の多重性・多様性 － 対策思想が、交流電源からの充電に集約されている。可搬性の高いバッテリーの多重化・多様化が有効※。但し、海抜１５．８ｍに立地し、浸水尤度は高い
４号空冷式
非常用発電機
電
源
車

３号空冷式
非常用発電機３号機 ２号機

１号機 ０号機

常用

４号DG 3号DG
発電機 発電機開閉所
若狭湾

３，４号機恒設非常用 ＇１，２号機恒設非常用
発電機建屋
発電機建屋（

非
常
用

海抜＇ｍ（

駆動・
方式等

水密
対策
の有無

名称

数

設置
場所

・ 直流電源
＇安全系（

１

Ｃ．Ｂ

０４－７

直流

対策済み

・ ＤＧからの充電＇メタクラ（＇ＤＧ制御盤（

１

Ｅ．Ｂ
Ｃ．Ｂ

０４－７
０／－／

交流

実施中

・ 直流電源
＇常用系（

０

Ｃ．Ｂ

０４－７

直流

対策済み

・ 空冷式非常用発電機からの充電

０

Ｃ．Ｂ

０４－７

交流

対策済み

・ 恒設非常用発電機
からの充電＇メタクラ（

０

Ｃ．Ｂ

０４－７

交流

高台

原子炉格納容器

恒設非常用発電機
空冷式非常用DG

蒸気タービン(+26.0m)

超(+21.8m)

非(+15.8m) (+18.1m)

常(+10.0m)(+3.5m)

ﾊﾞｯﾃﾘ

DG制御盤

・ 予備バッテリー＇オフサイトからヘリで。陸路・海路も計
画中（

直流

用
メタクラ

256
※ 例、中央制御室のパラメータ確保の為に、可搬式バッテリーと接続口・電源系統をスタンバイ状態にしておく等
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ＰＷＲ…

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冷却水源の多重性・多様性 － 全て１８．５ｍ以上の高さにあり、１６日分の備蓄量を持っており、
尤度は高い
淡水タンク
２次系純水タンク＇No.1～3)

１号機 ０号機・ 復水ピット

０

Ｅ．Ｂ

１５－／

不要

対策済み

・ １次系純水タンク

０

屋外

７／－４

不要

高台

・ 淡水タンク※

２

屋外

７／－４

不要

高台

常

・ 海水

，

，

，

不要

，

用

・ 燃料取替用水ピット

０

E/B

０７－４

不要

対策済み

・ １次系純水タンク
＇予備（※

１

屋外

７／－４

不要

常

海水

開閉所
若狭湾

原子炉格納容器

復水ﾋﾟｯﾄ蒸気タービン

非

２次系
純水タンク
淡水タンク

超

(+26.0m)

非(+21.8m)

常(+15.8m) (+18.1m)(+10.0m)

水密
対策
の有無

数

用
４号
3号
復水ﾋﾟｯﾄ 復水ﾋﾟｯﾄ

駆動・
方式等

名称
海水

３号機 ２号機

海抜
＇ｍ（

設置
場所

・ オフサイトからの水
源補給

不要

用

(+3.5m)※ 発電所全体の数値

257
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燃料＇重油、軽油、ガソリン等（の多重性・多様性 － 備蓄量の尤度はある。苛酷事故時のオン・オフサイトにおける搬入手項、訓練等の実運用面の強化が重要
消防ﾎﾟﾝﾌﾟ用ｶﾞｿﾘﾝ
補助ﾎﾞｲﾗ燃料ﾀﾝｸ

３号機 ２号機消防ﾎﾟﾝﾌﾟ用ｶﾞｿﾘﾝ名称

１号機 ０号機常
DG燃料ﾀﾝｸ

用

開閉所
若狭湾

消防ﾎﾟﾝﾌﾟ用ｶﾞｿﾘﾝ

非常原子炉格納容器

蒸気タービン用

超(+26.0m)(+21.8m)

非(+15.8m) (+18.1m)

常(+10.0m)

用(+3.5m)

数

設置
場所

海抜＇ｍ（

駆動
方式等

水密
対策
の有無

・ ＤＧ燃料油貯蔵タンク
＇重油（

１

屋外
＇地下（

１－５

不要

実施済み

・ 補助ボイラ燃料タンク＇重
油（

１※

屋外

２２－２

不要

高台

・ 油倉庫 ＇消防ポンプ用
ガソリンの保管場所として、ドラム缶を５箇所に分
散配置（

０
０
３

屋外
屋外
屋外

０３－３
２２－２
３４－／

不要
不要
不要

高台
高台
高台

，

，

，

，

，

・ 非常用燃料＇ガソリン、軽油等をヘリで空輸＊水路、陸路で運搬（※ 発電所全体の数値

258
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海水系機能＇最終ヒートシンク（の多重性・多様性 － 常用＇海水ポンプ（は海側に立地し、尤度は低い。しかし、非常用＇大容量ポンプ等（の尤度は高い。大気を最終ヒートシンクに活用可能であり有効大容量ポンプ
海水ポンプ＇3,4号（
海水
３号機 ２号機

海抜
＇ｍ（

駆動・
方式等

水密対策
の有無

海水ポンプ
ピット
＇取水口（

３－５４

電動

津波
防護壁

０※

屋外

２２－２

重油

高台

・ 可搬式消防ポンプ

７７

屋外＇トンネル内（

５１－７

ガソリン

高台

・ 海水ポンプモータ予
備品

０

屋外

２１－／

電動

高台

名称

数

設置場所

・ 海水ポンプ

２・ 大容量ポンプ

１号機 ０号機

常
用
開閉所
若狭湾

海水ﾎﾟﾝﾌﾟﾓｰﾀ予備品

非常可搬式消防ﾎﾟﾝﾌﾟ＇吉見トンネル（

用

原子炉格納容器

蒸気タービン※(+26.0m)(+21.8m)(+15.8m) (+18.1m)(+10.0m)(+3.5m)超
非常・ 可搬式水中ﾎﾟﾝﾌﾟ＇放水ﾋﾟｯﾄからの取
水（

電動

用
※発電所全体での台数259
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パラメータ機能＇中央制御室（の多重性・多様性 － 重要パラメータの計測機能は喪失してはならず、中央制御室への直流電源供給の多様化・多重化が重要である
電
源
車

４号空冷式
非常用発電機
操作盤

３号機

３号空冷式
非常用発電機操作版

２号機

１号機

０号機

常
用

名称

数

設置
場所

海抜
＇ｍ（

駆動
方式等

水密対策
の有無

・ 中央制御室・ 計装用電源盤
・ デイーゼル発電機＇ＤＧ（
・ 直流電源＇蓄電池（

０
３
１

Ｃ．Ｂ
Ｃ．Ｂ
Ｅ．Ｂ

１０－７
０４－７
０／－／

直流、交流
直流、交流
交流

対策済み
対策済み
実施中

１

Ｃ．Ｂ

０４－７

直流

対策済み

・ 空冷式非常用発装置

１

屋外

２２－２

交流

高台

・ 電源車）

１

屋外

２２－２

交流

高台

・ 恒設非常用発電機＇将来設置（

０

建屋

高台

交流

・ 可搬式バッテリ＇計器への直接繋ぎ
込み（

，

Ｃ．Ｂ

１０－７

直流

開閉所
若狭湾
３，４号機恒設非常用発電機建屋操作盤＇１，２号機恒設非常用発電機建屋操作盤（

非常用

原子炉格納容器

恒設非常用発電機

高台

空冷式非常用DG

超

中央制御室

非
蒸気タービン

常(+26.0m)(+21.8m)

対策済み

用(+15.8m) (+18.1m)(+10.0m)(+3.5m)

計装用電源盤）発電所全体での台数
直流電源

260
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炉心冷却機能の多重性・多様性 － 大気と海の両方が最終ＨＳとして活用可能であり、常用・非常用ともに尤度は高い。高圧系で電源不用のタービン動補助給水ポンプが特に重要
大容量
ポンプ
電
源
車
２
台

４号空冷式
非常用発電機

３号空冷式
非常用発電機３号機 ２号機

１号機 ０号機

常用

４号DG 3号DG
発電機 発電機

開閉所
若狭湾

非
常
可搬式消防ﾎﾟﾝﾌﾟ＇吉見ﾄﾝﾈﾙ（

用
原子炉格納容器

設置
場所

海抜＇ｍ（

駆動方
式等

水密
対策
の有無

＇高温停止（・ タービン動補助給水ポンプ

０

Ｅ．Ｂ

２－４

蒸気

対策済

・ 電動補助給水ポンプ

１

Ｅ．Ｂ

０／－／

電気

対策済

＇低温停止（・ 余熱除去ポンプ

１

Ｅ．Ｂ

２－４

電気

対策済

＇高温停止（・ 仮設中圧ポンプ＇計画中（

０

Ｅ．Ｂ

０６－／

電気

対策済

０

Ｅ．Ｂ

０／－／

電気

対策済

０

高台

２２－２

重油

高台

・ 余熱除去ポンプ＇空冷非常用発電機から給電（

０

Ｅ．Ｂ

２－４

電気

対策済

・ 原子炉補機冷却水ポンプ＇空冷非常用発電機からの給電（

０

Ｅ．Ｂ

２－４

電気

対策済

・ 可搬式消防ポンプ＇ＳＧへの直接給水（

３

高台

５２－／

エンジン

高台

・ 電動補助給水ポンプ＇空冷非常用発電機から給電（＇低温停止（・ 大容量ポンプ
空冷式非常用DG

蒸気タービン

数

名称(+26.0m)(+21.8m)(+15.8m) (+18.1m)(+10.0m)(+3.5m)
余熱除去ポンプ

中高圧ポンプ＇１７．５ｍ（

タービン動補助給水ポンプ

原子炉補機冷却水ポンプ

超
非
常
用

・注入ポンプ車＇他発電所、他プラントか
ら移動（

261

電動補助給水ポンプ
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SG減圧機能の多重性・多様性 － 主蒸気逃し弁＇空圧式（は、手動操作が可能であり尤度がある。予備コンプレッサと使用訓練が強化されれば、更に尤度が高まる

名称
３号機

２号機

１号機

海抜
＇ｍ（

駆動
方式等

水密
対策
の有無

数

設置場所

・ 主蒸気逃し弁＇空気作動（

３

制御建屋
主蒸気管室

２２－５

空気

対策済み

・ 主蒸気逃し弁＇手動操作（

３

制御建屋
主蒸気管室

２２－５

手動弁ハンドル

対策済み

０号機

常
用

４号主蒸気逃し弁
開閉所
若狭湾

３号主蒸気逃し弁

非常用
原子炉格納容器＇エアコンプレッサ（

仮設空気＇電動バイパス弁等の設置（

空気式非常用ＤＧからの充電によるバッテリ電源

主蒸気逃し弁・電動ﾊﾞｲﾊﾟｽ弁
・ｴｱｺﾝﾌﾟﾚｯｻｰ

超
蒸気タービン(+26.0m)(+21.8m)(+15.8m) (+18.1m)(+10.0m)

非・ オフサイトからのコン
プレッサ搬入常用(+3.5m)262
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水素爆発防止機能の多重性・多様性 － 本頄目は各個別機能の全体評価であり、「いかなる環
境下でも電源と冷却源を提供する」事の総合尤度が最も重要である

３号機 ２号機

名称

数

設置
場所

海抜
＇ｍ（

駆動・
方式等

水密
対策
の有無

・ 格納容器自体

０

，

，

，

対策済み

・ アニュラス空気浄化ファン

１

Ｅ．Ｂ

１１－／

電動

対策済み

・ 格納容器水素パージライン

０

Ｅ．Ｂ

２２－５

空気作動

対策済み

・ 静的触媒式水素再結合装
置 ＇将来設置（

４

Ｃ．Ｖ

，

不要

不要
＇格納容
器内（

１号機 ０号機

格納容器水素パージライン

常

開閉所
若狭湾

用

非
常
原子炉格納容器
ｱﾆｭﾗｽ排気ﾌｧﾝ

用

静的水素再
結合装置

超
非
蒸気タービン(+26.0m)(+21.8m)(+15.8m) (+18.1m)

常用(+10.0m)(+3.5m)263
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海水系の経路 － いずれの発電所も取水・放水経路が全プラントで同じ位置にある為、今後、可搬式ポンプ等を活用した取水・放水系統の多様化策が有効と考えられる
蒸気発生器保管庫
Ｂ
Ａ

大飯発電所

淡水・純水タンク

有孔堤

A 固体廃棄物貯蔵庫
C
B

７７kV
送電線
７７kV送電線

放水口

原子炉建屋

原子炉建屋

3号

2号 1号

タービン建屋

タービン建屋

4号

1,2号機
1,2号機
循環水ポンプ
3,4号機
3,4号機

取水口

開閉所
1,2号機
3,4号機
3,4号機 1,2号機
５００kV
送電線
５００kV送電線

協力会社事務所

海水淡水化装置
エルパークおおい“おおいり館”

美浜発電所

淡水・純水タンク

物揚岸壁

0

100

高浜発電所

200m

取水路＇１~４号
機

取水＇３号
機（

放水＇１，２号機（

取水＇１，２号機（

取水P＇１，２号
機（

放水＇１，２号
機（

放水＇３号
機（

放水＇3,4号機（

取水P＇3,4号
機（

264
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非常時のヘリポート、消防ポンプ運搬・敷設等の概況 － 場所、経路等は具体的に決定されている。今後の訓練・実践演習での定量化された習熟度の強化が重要

蒸気発生器保管庫
ＢＡ
淡水・純水タンク

有孔堤

A 固体廃棄物貯蔵庫
C
B

７７kV
送電線
７７kV送電線

ヘリポート設定場所＇構内グラウンド（

放水口

原子炉建屋

原子炉建屋

3号

2号 1号

タービン建屋

タービン建屋

4号

1,2号機
1,2号機
循環水ポンプ
3,4号機
3,4号機

取水口

開閉所
1,2号機
3,4号機
3,4号機 1,2号機
５００kV
送電線
５００kV送電線

協力会社事務所

海水淡水化装置
エルパークおおい“おおいり館”

物揚岸壁

0

100

淡水・純水タンク200m

265
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福島第一１号機と同様の事象を仮定した場合、大飯３・４号機の現安全対策のかなりの部分が活用でき、回避可能と思われる
対策行動＇オンサイト（

高圧冷却＇同、４時間（

地震の発生
全外部電源の喪失＇交流（原子炉自動停止

非常用発電機＇ＤＧ（の自動起動

津波の襲来
高所＇０４－７ｍ（に設置

電源確保＇第二弾（、高圧冷却系による冷却継続● 空冷式非常用ＤＧを起動、電源盤へ接続＇通信確保要（● バッテリーの追加運搬、接続＇直流電源の備蓄強化（● 高圧系＇TD-AFWP（の継続運転＇電源不要（

浸水防止対策
電動補助給水ポンプによる原子炉の冷却＇機能しないと仮定（

高圧冷却の継続＇同、24時間以内（

全電源＇非常用ＤＧ・直流（の喪失

こ
こ
ま
で
は
事
象
が
進
展
す
る
と
仮
定

原子炉冷却機能の喪失
格納容器内への冷却材流出

消防ポンプ等による格納容器への注水と冷却燃料の重大な損傷と水素・核分裂生成物の大量発生

水素の格納容器からアニュラスへの漏洩

アニュラス部の
水素爆発

水素排気
手項の確立

消防ポンプ等による格納容器への注水と冷却

核分裂生成物の放出

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低圧系準備、
冷温停止へ＇24時間～０週間（

格納容器の温度・圧力上昇

原子炉水位の低下
燃料の露出開始

事前の備え

高圧冷却系による冷却継続のための資機材の準備、十分な電源の確保、搬入アクセスの復旧● 高圧系＇TD-AFWP（の継続運転＇電源不要（● 高圧系バックアップ＇MD-AFWP（の確保＇空冷式ＤＧ（● 炉圧4.2MPaで蓄圧タンクからほう酸水を自動注入＇電源不要（● 炉圧に応じ主蒸気逃し弁を開閉＇通信手段確保（● 炉圧０.６ＭＰａで、冷却を一時停止＇通信手段確保要（し、蓄圧タンク出口電動弁＇＝空冷式ＤＧ（を閉鎖● その後、主蒸気逃し弁を開放し、冷却再開＇通信手段要（● 重機等によるアクセスの確保、道路の仮復旧● 復水ピットへの海水補給準備● 数日～０週間分の直流電源・燃料等の搬入、確保

オフサイト●
Ｄ （小 予
Ｃ
備
が型
枯で
渇も／
す高バ
る 可ッ
テ
５ 搬リ
時性ー
間の ・
●
●
以も電
（
重
燃
必
内の 源 物に 。 盤 資機 料要）等 搬等 等にの 入の を応空 の 追 空じ輸 ア 加 輸て（ 、ク 投 24
電
セ入
源
時
・
ス 支
確
間車
保援 以・
電
）
内源
） 盤
・
ポ
ン
プ
・
DG

初動
＇目標２時間（

電源確保＇第一弾（、中操機能・タービン動補助給水ポンプ(TDAFWP)の確保● 正常にスクラムする事が前提● 津波襲来まで＇＝直流が健全（に、主蒸気逃し弁を開放、TDAFWPを直流電源で起動＇高圧冷却系の開始（● 可搬式バッテリーを中央制御室にスタンバイ、または接続● 電源系統の健全性を一覧できる仕組みの確立想定される事象の進展＇概念図（

炉心減圧、低圧系への移行準備● 低圧冷却系の系統構成、代替注水の準備＇消防ポンプ等（● 主蒸気逃し弁の開閉により炉圧／－６ＭＰａを維持＇通信手段確保（。代替
海水系統の構成＇大容量ポンプ（
炉心減圧、低圧冷却系の起動、冷温停止へ● ＳＧへのフィード＆ブリード、または、ＲＨＲＳにて低温停止へ

赤字＝現行対策が有効な箇所● 非常用DG．DCの多様化● オンサイト高台にSAM用倉庫● 日々の実践演習＇電源、電源盤、ポンプ、燃料、他一式（＇数値化した習熟チェック（ ＇原理、場所、高さ等（
266● 防護服・マスク・計器等の確保 ● 水密性の強化● 通信機能の確保＇防潮堤、建屋止水、防水扉等（● 外部電源の耐震性強化 ● 水源．水路の多様化● 水素探知機と多様化・融通ＰＷＲ…

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前ページのシミュレーションから得られる知見● 福島第一１号機と同様の事象を想定した場合、非常用電源、高圧系冷却、弁の開放、ほう酸注入、最終ＨＳ機能は有効に活用できる・ 海側の機能を必要としない最終ＨＳ＇大気（による冷却手段がある。また、放尃性物質を含まない放熱である
・ 直流・交流電源を必要としない高圧系冷却機能が使える＇タービン動補助給水ポンプ（。その冷却水を０５日分確保済
・ 高圧系冷却に必要な弁の開閉が手動で行える。弁は、格納容器の外にあり、アクセスが容易＇主蒸気逃し弁（
・ 冷却に伴い、炉心が設定圧まで減尐した時点で、電源がなくても、ほう酸が自動注入される＇蓄圧タンク（
・ 海側に設置する必要のない空冷式非常用ＤＧを１台ずつ常備＇海抜２２－２ｍ（。すぐ横に系統構成済みの接続口がある● 空冷式非常用ＤＧ、タービン動補助給水ポンプの起動操作は、災害発生の初動期に、速やかに行う事が必須。失敗できない・ 原子炉のスクラム直後＇＝直流が健全。津波襲来前（に、タービン動補助給水ポンプの起動＇直流が必要（と、主蒸気逃し弁の開放＇空圧式。手動も可（を完了する事＇＝ 高圧冷却系、最終ＨＳの構成完了（。但し、これらはスクラム時に自動的に起動する設計である
・ 空冷式非常用ＤＧを起動し、接続完了する事＇＝非常用交流電源の供給系統の完了。人力（・ 直流電源喪失に備えた、中央制御室への可搬式＇すぐに人力で軽々と運べる（バッテリーの接続準備＇＝パラメータ計
測機能の担保（● 直流電源室、タービン動補助給水ポンプ機能は、代替策を有しない為、機能喪失できない
・ 直流電源室は一箇所＇１系統（であり、機能喪失した場合、パラメータが計測不能となる。海抜０４・７ｍにあるが、十分な多重化・多様化策が必要
・ 電源喪失下で使える高圧冷却手段は、タービン動補助給水ポンプのみである＇立地は最地下階（。確実に機能させる為の対策が重要＇但し、空冷式非常用ＤＧが機能する場合は、電動補助給水ポンプ１台が活用可能（● 狭隘な地形の為、資機材保管箇所からの運搬が可能か、移動ルートの堅ろう性･アクセス性の検証も重要＇オフサイト
支援の確度の強化（
267
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ＰＷＲ…

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今回調査した範囲では、電源・冷却源の多重化・多様化が相当程度なされている － 更に強化する為に、次の様な検討が有効ではないか？
● 複数プラントを持つ事による設備・機能の融通もなされている， 電源＇外部、非常用ＤＧ＋バッテリー、電源盤系統など（の融通 ＇計画中（， 水源＇復水、純水タンク、消火系など（の融通， 非常用設備＇電源車など（の融通， 外部電源の地下ケーブル化の中長期的な検討＇地震対策（● 入り江に立地している事から、海水からの取水、放水系統の多様性・多重性の強化， 例、取水側・放水側のいずれからも水中ポンプ経由で取水できる様にする， 可搬式のブースターポンプ等の仮設資機材の確保、常設接続箇所の複数設置， 仮設電源盤、電源車、ケーブル、水中ポンプ、ブースターポンプ、蛇腹仮設配管などの確保● プラントの生命線となる補助給水ポンプ、直流電源の、より一層の多重化、多様化， タービン動補助給水ポンプ ＇予防としての止水処理。予後としての予備機能・機器の常備（， 直流バッテリー＇同上。電源盤が浸水した場合を考慮し、直流電源の予備確保は重要（， 直流電源盤系統＇同上（

268
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ＰＷＲ…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential＇続き（● 水素爆発に関しては、以下の点に対する検証、強化が重要ではないか？
， 試算では爆轟濃度に至らないが、万が一の場合、格納容器内の水素濃度の低減策と運用手項の具体化、訓練強化， 万が一、アニュラス部への水素漏洩が起きた場合の爆発防止策＇例、モーターが作動できない場合はどうするのか等（● オフサイトからの支援策の多様化・多重化＇必ず運用手項、訓練とセットで（， ヘリポート場所＇＝ ０号機よりも海側（が津波で機能喪失した場合の、第二・第三の場所や手項・訓練等の強化， ヘリポートからの搬送ルートの速やかな確保＇瓦礫除去用の重機の活用、道路の補強等（● 飲料水等の生活環境の確保， 発電所によっては、飲料水も含めて海水淡水化装置で補っている。
， 電源や海水系の機能喪失によって生活環境が务化し、事故対応に支障を来たさ無い為の代替手段● 今回の調査は、福島第一の発生事実に基き、同様の事象を想定した場合の検証を行った。テロ、ジャンボ飛行機の墜落等、苛酷事故に至る原因は他にも考えられる。多様な事象想定下での検証が重要である269
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ＰＷＲ…出典・参考資料…

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主な出典・参考資料一覧＇ＰＷＲ（
原子力安全・保安院関係＇ホームページ参照（
・ 東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故を踏まえた他の発電所の緊急安全対策の実施状況の確認結果について(平成23年5月6日（
・ 福島第一原子力発電所事故を踏まえた他の発電所におけるシビアアクシデントへの対応に関する措置の実施状
況の確認結果について(平成23年6月18日（
・ 原子力発電所及び再処理施設の外部電源の信頼性確保について＇平成23年4月15日（
・ 原子力安全に関するＩＡＥＡ閣僚会議に対する日本国政府の報告書，東京電力福島原子力発電所の事故について， (平成23年6月7日（
・ 国際原子力機関に対する日本国政府の追加報告書ー東京電力福島原子力発電所の事故についてー＇第１報（＇平成23年9月11日（
・ 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における事故を踏まえた既設の発電用原子炉施設の安全性に関する総合評価の実施について(平成23年7月21日)
・ 発電用原子炉施設の安全性に関する総合的評価に係る意見聴取会＇http://www.nisa.meti.go.jp/shingikai/800/29/800_29_index.html （関西電力報告書関係＇ホームページ参照（
・ 福島第一・第二原子力発電所事故を踏まえた緊急安全対策に係る実施状況報告書＇改訂版（の提出について＇平
成23年4月27日（
・ 原子力発電所の外部電源の信頼性確保に係る報告書の提出について(平成23年5月16日)
・ 福島第一原子力発電所事故を踏まえたシビアアクシデントへの対応に関する措置に係る実施状況報告書の提出について(平成23年6月14日)
・ 大飯発電所２号機の安全性に関する総合評価に係る報告書の提出について(平成23年10月28日)
・ 大飯発電所３号機の安全性に関する総合評価に係る報告書の提出について(平成23年11月17日)
・ 福島第一原子力発電所事故を踏まえたソフト面等の安全対策実行計画の策定について(平成23年11月28日)
270
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保安院ストレステスト＇一次（について271
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保安院ストレステスト…

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本章では、原子力安全・保安院のストレス・テスト＇一次（について、以下の視点から概観した● 日本のストレステスト＇ＳＴ（の状況● ＥＵ＇欧州（のストレステストの状況● 課題の整理● 今後、考慮・改善すべき点

次ページ以降、上記の各論点について整理した

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日本のＳＴの現状 － 再稼動の条件となっているが、具体的な判断基準は示されていない● 福島の事故を受けて原子力安全･保安院より様々な対策を実施してきたが、政府は国民から十分な理解が得られていないと判断し、新たに安全性に関する総合耐性評価＇ストレステスト（の実施を指示● ストレステストは一次テストと二次テストに分かれている・ 一次テスト９ 定期検査中の原子炉を対象に、運転再開の可否判断の条件である・ 二次テスト９ 既設の全原子炉施設を対象に、運転継続または中止を判断する事とされている● ０１月１／日現在、大飯２･4号機、伊方２号機等、３社６プラントから一次テスト報告書が提出され、保安院により審議が行われている。
● 原子力安全委員会は、設計上の想定を超える外部事象に対する頑健性に関して総合評価を行う
ことを要請しており、原子力委員会及び原子力安全委員会設置法１４条の規定に基づき、評価手法・実施計画について報告を要請● ストレステストは、地震・津波・全交流電源喪失・最終ヒートシンク喪失の各事象もしくは、それらの複合事象について設計値に対する安全尤度を中心に試算している● 再稼動の条件となっているが、具体的な判断基準は示されていない
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安全性に関する総合評価(ストレステスト（一次評価結果の概要
クリフエッジ＇緊急安全対策実施後（頄目

地震(原子炉（

評価の指標
泊０号機

大飯3号機

大飯4号機

伊方3号機

玄海2号機

川内1号機

川内2号機

1.86倍

1.80倍

1.80倍

1.86倍

1.75倍

1.86倍

1.89倍

＇高電圧用開閉装置（
Ss:700gal＇直流電源装置（
Ss:570gal＇復水タンク（
Ss:540gal＇低圧しゃ断器（
Ss:540gal＇低圧しゃ断器（
Ss:540gal

4.0倍

4.06倍

6.19倍

4.05倍

4.05倍

基準時振動Sｓとの＇分電盤（
比較

津波(原子炉（想定津波高さとの比較

地震･津波重畳

上記2事象の重畳

Sｓ:550gal＇高電圧用開閉装置（
Ss:700gal

1.53倍

4.0倍

＇分電盤他（
想定津波高さ9.8m＇タービン駆動補助給水 ＇タービン駆動補助給水 ＇タービン動補助給水ポ ＇タービン動補助給水ポ ＇タービン動補助給水ポ ＇タービン動補助給水ポ
ポンプ（
ポンプ（
ンプ（
ンプ（
ンプ（
ンプ（
想定津波高さ2.85ｍ
想定津波高さ2.85ｍ
想定津波高さ3.49m
想定津波高さ2.1m
想定津波高さ3.7m
想定津波高さ3.7m

同上
約20日後

全交流電源喪失(炉心（

最終ヒートシンク喪失＇使用済燃料（

同上

同上

同上

同上

同上

約16日後

約16日後

約10.7日後

約65日後

約104日後

約104日後＇高圧発電機車の燃料＇重油（（＇高圧発電機車の燃料＇重油（（＇高圧発電機車の燃料＇重油（（

約104日後

約104日後＇代替給電･代替給水用 ＇水源補給用消防ポンプ ＇水源補給用消防ポンプ ＇電源車の燃料(重油（（
燃料＇ガソリン（（
燃料＇ガソリン（（燃料＇軽油（（

約10日後

約10日後

約8.2日後

約65日後＇ピット水補給用消防ポ
ンプ燃料＇ガソリン（（＇ピット水補給用消防ポ
ンプ燃料＇ガソリン（（＇消防自動車の燃料(軽油（（＇仮設ポンプ用発電機の ＇仮設ポンプ用発電機の ＇仮設ポンプ用発電機の燃料＇ガソリン及び重燃料＇重油（（燃料＇重油（（油（（

約142日後

約16日後

約16日後

＇代替給水用燃料(軽油（（

燃料＇ガソリン（（

燃料＇ガソリン（（

約10日後

約10日後

約28日後

＇ピット水補給用消防ポ
ンプ燃料＇ガソリン（（＇ピット水補給用消防ポ
ンプ燃料＇ガソリン（（＇淡水タンクの海水補給用ポンプの燃料＇ガソリン（（

全交流電源喪失＇使用済燃料（

最終ヒートシンク喪失
＇炉心（

同上

外部からの支援がない条件で、燃料を冷却できる時間

燃料損傷に至 約378日後
約939日後
約939日後らない＇水源補給用消防ポンプ ＇水源補給用消防ポンプ＇仮設ポンプ用発電機の ＇仮設ポンプ用発電機の ＇仮設ポンプ用発電機の燃料＇ガソリン及び重油（（

燃料＇重油（（燃料＇重油（（274
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ＥＵ＇欧州（のＳＴの現状 － ＥＵ共通ＳＴと、国別ＳＴの２段階構成であり、いずれもプラント再稼動の条件ではない。安全性を高める為に長所・短所を把握し、対策を検討することが目的● 福島第一原発事故の発生を踏まえ、2011年3月25日欧州理事会の要請により、欧州委員会＇ＥＣ（・欧州原子力安全規制機関グループ＇ＥＮＳＲＥＧ（が、発電所の安全尤度を再評価するためのストレステスト仕様を作成● ＥＵの電力事業者は、その仕様に基づき、各国の規制当局へ評価結果を報告。それを国毎にまとめ欧州委員会へ報告。更にそれらを欧州理事会へ報告する段階的な流れで実施される。欧州理事会への最終報告は2012年6月の予定。
● 各国規制当局が、欧州委員会への報告書を準備中＇報告期限12月31日（。年内までに設計尤度がどれだけあるかを確認する予定● 起因事象は、地震・洪水とし、外部電源喪失・最終ヒートシンク喪失・その複合事象についての影響評価＇クリフ
エッジ効果等（を実施する。また、その結果により今後の対策の検討・実施を進めることとしている● 日本版との相違点は、① 津波ではなく洪水による影響評価、② 目的が更なる安全対策の検討･実施の為であり、プラントの起動の可否判断ではない● ＥＵのストレステストは、ＥＵ共通版と各国版の１段階構成である。ＥＵ共通版は全加盟国に共通であり、全て公開される。他方、各国版は、安全対策だけではなく、セキュリティー面での検討も実施しているが、欧州理事会への報告対象ではなく、開示義務もない

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課題の整理 － 現状のストレステストは、ヒューマンエラーや訓練による習熟度等の不確実要
素は考慮しないプログラミングで試算されている● ストレス・テストは、プラント別の決定論的アプローチによってコンピュータ・シミュレーションしている。従って、以下の様な人間系等の不確実要素は考慮されていない， ヒューマンエラー＇人力でのケーブル接続、人力での弁開放等の工程を要する対策の有効性（， 訓練による技術・アクシデントマネジメントの習熟度＇機器を使いこなせるか？（， 複数プラントにおいて同時事故が発生した場合のリスク要因， オフサイトからの支援対策の有効性、など● 言い換えれば、現ストレステストは、以下の様な前提に立ってコンピュータ試算しているのではないか？
， 例９ 人力で接続できるケーブルが設置されれば、その対策は０／／％機能する， 例９ 複雑な操作を要する設備が設置されれば、訓練の習熟度によらず、機能する， 例９ 複数プラント同時に事故が発生しても、単体プラントであっても、対策は同様に機能する， 例９ オフサイトからの支援効果は、クリフエッジの特定には考慮されない＇逆に、止水扉が０／ｍの高さまで設置されている場合、０／ｍを尐しでも超えた瞬間に「浸水し、機能喪失する」と試算（● ストレステストは、プラントの設計尤度、強化すべき頄目、更なる改善策等の技術的な検討には有効である。
しかし、再発防止において考慮すべき全ての要素を網羅している訳ではないと思われる

276
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保安院ストレステスト…

プロジェクト外厳秘．Extremely Confidential「いかなる状況下でも、プラントに対する電源と冷却源を確保する」為に、事業者・政府・自治体等において、例えば次の様な点も継続検証が必要ではないか● 休日・夜間においても事故対応に必要な職員(発電所・本社（を規程時間内に集合可能か● 複数プラント同時事故となっても、発電所内の役割分担とその対応が可能か● 電源確保策として、如何なる事態に遭遇しても燃料を守るための準備が整っているか● 最終ヒートシンクの確保策として、如何なる事態に遭遇しても燃料を守るための準備が整っているか● 電源確保・最終ヒートシンク確保を、規程時間内に準備できるか● 上記達成の訓練を定期的に実施し、ＰＤＣＡの考え方で改善活動を実施しているか● 政府や自治体において、事故発生時に外部との連携が確保できるよう、規定時間内に支援組織が確立でき、手続き・支援物資の運搬等が可能か

277
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結言278
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結び…

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結言● 最大の教訓は、津波等に対する「想定が甘かった」事ではなく、どんな事が起きても過酷事故は起こさないという「設計思想が無かった」事である。いくら想定を高くしても、それ以上の事象は発生しうる● 起きてしまった場合、社会や国民生活に取り返しのつかない被害を及ぼす事象については、「確率論」や「想定の大小」を中心に安全性の議論をすべきではない● 福島第一事故の再発防止の為に、設計思想・指針にまで遡り、「いかなる環境下でも原子炉への電源と冷却源を提供する＇＝何があっても苛酷事故は起こさない（」という設計思想に転換すべきである。それをクリアできないプラントは再稼動すべきではない● 全てのプラントに対して、「原理の異なる多重性＇多様化と多重化（」の検証が必須である。その上で、「常用」「非常用」「超非常用」の３つのアクシデント・マネジメント体系を確立すべきである・ 超非常用においては、電力事業者のみならず、オフサイトからの支援を含めて政府・行政・自治体が一体となった災害対策として設計すべき
・ ＡＭ＇アクシデント・マネジメント（モードに入った時点から、プラント、政府、地元自治体等の関係者がリアルタイム・ネットワークで情報共有し、意思決定を行う仕組みの構築

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結び…

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結言＇その２（● 原子力安全委員会の「長期間に渡る全交流電源の喪失は考慮する必要は無い」に代表される設計思想が、今回の事故につながった直接原因である。いつ、どの様な経緯で決定され、何十年も適用され続けたのか？この点について、その責任所在、意思決定とガバナンスのメ
カニズム、原因・対策を明確にすべきである● ３月１１日以前に、現場＇発電所・電力事業者・メーカ（で、もっと創意工夫が出来たはずである。地震や津波を「想定」してしまった為に、「真の非常時」に対する対策や意識が足りなかった。本報告書でも取り上げたが、いくつかの事例をみるとこの点が悔やまれる
・・・

外部電源取込み用の電源盤が全て水没してしまった ＝＞ 電源盤の設置場所を高くする、
幾つかのものは水密化する等の対策を実施しておくべきであった
福島第一０号機と１～５号機でIC．ＲＣＩＣの弁仕様＇フェイル・オープン．クローズ（が異なっていたが、現場は０号機のＩＣが機能している＇内側弁が開いている（と考え、最初は１号機救済を優先したのではないか ＝＞ 全てフェイル・オープンに統一しておくべきであった
水冷式非常用ディーゼル発電機が同一仕様・場所にある等、多重化中心の対策であった

280
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結び…

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結言＇その３（● 本家であるＥＵを含め、コンピュータ・シミュレーション型のストレステストを原発再稼動の条件としている国は存在しない。日本政府も、同テストの位置づけを「技術的な検証の１つ」に改めるべきである・・

ストレス・テストはプラントの技術的な改善点を特定する上では有効である
しかし、ヒューマンエラー、訓練による習熟度、複数プラント同時事故の対応、オフサイトからの支援
等の不確実要素は、殆ど考慮外である ＇単一プラントのオンサイト対策に限定した決定論的アプ
ローチ（● 現在評価中の一次ストレス・テストは、３月１１日以降に政府が指示した緊急安全対策を、ほぼ全て盛り込んでシミュレーションしている。従って、今後二次テストを実施しても、一次テストと同様の結果が報告されるだけに終わる可能性が高い。二次テストを実行する本質的な意味は薄いのではないか？一次テストに集約する方向へ改めるべきである● 本調査から得た教訓は、ＢＷＲ型プラントだけではなく、ＰＷＲ型にも普遍的に適用可能である● 世界には同様の設計思想・技術仕様、アクシデント・マネジメント対策のプラントが多数存在する。
福島第一事故を二度と起こさない為にも、政府は、この教訓を全世界に対して、速やかに正確に共有すべきである
281
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結び…

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結言＇その４（● 自治体等の関係者の間には、政府や国会の事故調査委員会等の＇いわゆる（「公式報告」が出るまで、「地元に対して、福島第一の教訓を踏まえた説明ができない」あるいは、「原発再稼動の議論や判断を待ちたい」というスタンスが高まっている。政府は、事故の再発防止策をどうするか、今後のエネルギー供給をどうするかを含めて、Ｙｅｓ／Ｎｏによらず、原発再稼動の判断自体
を２０１２年春までになすべきである・ このままでは、事故調査委員会や１次ストレステストの結果が出る１／０１年春＇または夏（以降まで、議論の開始すら、先送りされる可能性が高い
・ 万が一、これら公式の調査結果が「不十分である」との世論になった場合、更に判断が先送りとなる恐れがある・ もしそうなると、国民生活と国内経済に対するリスクは、更に高まる● 他にも充実したレポートが出ており、事象・原因・対策等の技術的な分析は、ほぼ出尽くしている。今必要な事は、これらの知見を「説明・周知し、実行に移す」事である

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補足資料

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原子力略語集AM９ アクシデント･マネジメント＇Accident Management（
AO弁９ 空気作動弁＇Air Operated valve（
BWR９ 沸騰水型軽水炉(Boiling Water Reactor（
CRD: 制御棒駆動機構(Control Rod Drive（
CUW９ 原子炉冷却材浄化系＇Reactor Water Cleanup System（

CCSW: 格納容器冷却海水系＇Containment Cooling Service Water System（
CS: 炉心スプレイ系＇Core Spray System（
D/G＋DG９ ディーゼル発電機＇Diesel generator)
DGSW９ ディーゼル発電機海水冷却系＇ Diesel generator sea water System（
D/W９ ドライウェル＇Dry-Well（
ＤＳピット９ ドライヤー･セパレーター ピット＇Dryer separator Pit（
D/D FP９ ディーゼル駆動消火ポンプ＇Diesel/driveｎ fire Protection Pump（

ECCS９ 非常用炉心冷却系＇Emergency Core Cooling System（
EECW９ 非常用ディーゼル発電設備冷却系＇Emergency Equipment Cooling Water System（284
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FCS９ 可燃性ガス濃度制御系＇Flammability Control System（
FDW９ 給水系＇Reactor Feed Water System)
FPC９ 燃料プール冷却材浄化系＇Fuel Pool Cooling and Filtering System)FPMUW９ 燃料プール補給水系＇ Fuel Pool Make-up Water System（
Gal９ ガル(加速度のｃｇｓ単位（

HPCI９ 高圧注水系＇High Pressure Coolant Injection System（
HPCP９ 高圧復水ポンプ＇High Pressure Condensate Pump（
HPCS９ 高圧炉心スプレイ系＇ High Pressure Core Spray System)
HPCSS９ 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電設備冷却系海水系＇ HPCS D/G Sea Water System)
HPCW９ 高圧炉心スプレイディーゼル補機冷却水系＇HPCS D/G Cooling Water System（

HPSW９ 高圧炉心スプレイディーゼル補機冷却海水系＇HPCS D/G Sea Water System （HVE９ 換気空調設備(排気（＇Heating Ventilating Exhaust System（
IAEA９ 国際原子力機関＇International Atomic Energy Agency（
IC９ 非常用復水器＇Ｉｓｏｌａｔｉon Condenser（
INES９ 国際原子力事象評価尺度＇International Nuclear Event Scale（kPa abs９ ㌔パスカル(絶対圧（＇kiｌo Pasｃal absolute Pressure（
LPCS９ 低圧炉心スプレイ系＇Low Pressure Coolant Injection System)285
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M/D RFP９ 電動駆動原子炉給水ポンプ＇Motｏr Driveｎ Reactor Feed Water Pump（
M/C９ 高圧電源盤＇メタクラ（＇Metal-Clad Switch Gear（
MO弁９ 電動駆動弁＇Motｏr Operated Valve（
MUWP９ 純水補給水系＇Make-Up Water System＇Purified)（
MUWC９ 復水補給水系＇Make-Up Water System＇condensate（
MSIV９ 主蒸気隔離弁＇Main Steam Isolation Valve（

P/C９ 低圧動力用電源盤＇パワーセンター（＇Power Center（
PCV９ 原子炉格納容器＇Primary Containment Vessel（
PWR９ 加圧水型原子炉＇Pressurized Water Reactor)
R/B９ 原子炉建屋＇Reactor Building（
RCIC９ 原子炉隔離時冷却系＇Reactor Core Isolation Cooling System
RCW９ 原子炉補機冷却系＇Reactor Building Closed Water System（
RD＋R/D９ ラプチャーディスク＇破裂板（＇Rupture Disk)

RHR９ 残留熱除去系＇Residual Heat Removal System（
RHRC９ 残留熱除去冷却系＇RHR Cooling Water System（
RHR LPCIモード９ LPCIモード＇RHR Low Pressure Cooling Injection Mode（RHRS９ 残留熱除去海水系＇RHR Sea Water System（
RPV９ 原子炉圧力容器＇Reactor Pressure Vessel（
RSW９ 原子炉補機冷却海水系＇Reactor Buiｌding Closed Water Sea Water System（
RW/B９ 放尃性廃棄物処理建屋＇Rad-Waste Building（286

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SBO９ 全交流電源喪失＇Station Black out（
S/C９ 圧力抑制プール＇Suppression Chamber（
SFP９ 使用済み燃料貯蔵プール＇Spent Fuel Pool（
SGTS９ 非常用ガス処理系＇Stand-by Gas Treatment System（
ＳＨＣモード９ 原子炉停止時冷却系＇Shut Down Cooling Mode（
SLC９ ほう酸水注入系＇Stand-By Liquid Control System（
SRV９ 逃がし安全弁＇Safety Relief Valve（
Ss９ 基準地震動
TAF９ 有効燃料頂部＇Top of Active Fuel（
T/B９ タービン建屋＇Turbine Building（
TCW９ タービン建屋補機冷却系＇Turbine Buiｌding Closed Cooling Water System（
W/W９ ウエットウェル＇Wet Well（
アウター９ 原子炉建屋を囲んでいる原子炉付属棟。補機、DG、電源盤を設置(outer（

最終ヒートシンク９ 崩壊熱を冷却するためには最終的に海水や大気に放熱されるが、最終的に放熱される物質を表す＇Ultimate Heat Sink（
セルフエアセット９ 放尃線の高線量下での作業時などに内部被ばく防止のための呼吸保護具。酸素ボンベなどがセットになったもの＇Self Air Set（
電気ペネトレーション９ 原子炉格納容器に電気ケーブルを通すための貫通部＇Electric Penetration（
スロッシング９ プールの水が地震などにより長周期に揺らされるとプール水が揺動される事象。＇Sloshing（

バグフィルター９ 粒子状の放尃性物質を除去するフィルター＇Bag Filter（287
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主な出典・参考資料一覧
東京電力報告書関係＇ホームページ参照（
・
福島第一1号機～6号機のプラント関連パラメータ＇水位・圧力・温度・構内での観測データ（
・
東日本大震災における原子力発電所の影響と現在の状況
・
電気事業法第106条第3頄の規程に基づく報告の徴収に対する報告について＇平成23年5月16日（
・
福島第一原子力発電所内外の電気設備の被害状況等に係る記録に関する報告を踏まえた対応について(指示（に対する報告について(平成 23年 5月 23日（
・
東北地方太平洋沖地震発生当時の福島第一原子力発電所運転記録及び事故記録の分析と影響評価について(平成 23年 5月 23日（
・
福島第一･第二原子力発電所への地震･津波の影響について＇平成23年5月24日（
・
福島第一原子力発電所1号機への海水注入に関する時系列について(平成23年5月26日（
・
福島第一原子力発電所及び福島第二原子力発電所における平成23年東北地方太平洋沖地震により発生した津波の調査結果に係る報告＇その１（(平成23年7月8日（
・福島第一原子力発電所及び福島第二原子力発電所における対応状況について＇平成23年8月10日（
・
福島第二原子力発電所東北地方太平洋沖地震に伴う原子炉施設への影響について(平成23年8月12日（
・
福島第一原子力発電所東北地方太平洋沖地震に伴う原子炉施設への影響について(平成23年9月9日（
・福島第一原子力発電所における原子炉建屋の爆発に関する分析結果について(平成23年10月21日（
・
福島原子力事故調査報告書＇中間報告（＇平成23年12月2日（
・
福島第一原子力発電所1号機設置許可申請書＇完本版（
・
福島第一原子力発電所1号炉 福島第一原子力発電所事故における経年务化による影響について＇平成23年12月15日（
・
福島第一原子力発電所1号機高経年化技術評価および長期保守管理方針の概要＇平成23年2月7日（
原子力安全・保安院関係＇ホームページ参照（
・
緊急安全他思索の実施状況の確認に係る審査基準(平成23年5月6日（
・シビアアクシデントへの対応に関する措置の確認に係る審査基準(平成23年6月18日（
・
原子力発電所及び再処理施設の外部電源の信頼性確保について＇平成23年4月15日（
・
原子力安全に関するＩＡＥＡ閣僚会議に対する日本国政府の報告書，東京電力福島原子力発電所の事故について， (平成23年6月7日（
・
国際原子力機関に対する日本国政府の追加報告書ー東京電力福島原子力発電所の事故についてー＇第１報（＇平成23年9月11日（
・
福島第一原子力発電所と他の発電所との比較検討＇平成23年6月24日（
・
東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と意見聴取会の検討テーマ＇平成23年10月24日（
・所内電気関係設備の被害状況と安全設備への影響について＇平成23年11月8日（
・
冷却設備の被害状況について＇平成23年11月25日（

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主な出典・参考資料一覧
独立行政法人 原子力安全基盤機構＇ホームページ参照（
・
平成21年度 地震時レベル１PSAの解析＇BWR（＇平成22年10月（
日本原子力技術協会 福島第一原子力発電所事故調査検討会＇ホームページ参照（
・
東京電力＇株（福島第一原子力発電所の事故の検討と対策の提言＇平成23年10月28日（
東北電力報告書関係＇ホームページ参照（
・
東北地方太平洋沖地震およびその後に発生した津波に関する女川原子力発電所の状況について＇平成23年5月30日（
・
女川原子力発電所の状況について＇平成23年11月分（＇平成23年12月12日（
日本原電報告書関係＇ホームページ参照（
・
東海第二発電所 東北地方太平洋沖地震による原子炉施設への影響について(平成23年9月2日（
GE資料・
Design and ａｎａｌｙｓｉｓ ｒｅｐｏｒｔ289
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ＰＷＲ…出典・参考資料…

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主な出典・参考資料一覧＇ＰＷＲ（
原子力安全・保安院関係＇ホームページ参照（
・ 東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故を踏まえた他の発電所の緊急安全対策の実施状況の確認結果について(平成23年5月6日（
・ 福島第一原子力発電所事故を踏まえた他の発電所におけるシビアアクシデントへの対応に関する措置の実施状
況の確認結果について(平成23年6月18日（
・ 原子力発電所及び再処理施設の外部電源の信頼性確保について＇平成23年4月15日（
・ 原子力安全に関するＩＡＥＡ閣僚会議に対する日本国政府の報告書，東京電力福島原子力発電所の事故について， (平成23年6月7日（
・ 国際原子力機関に対する日本国政府の追加報告書ー東京電力福島原子力発電所の事故についてー＇第１報（＇平成23年9月11日（
・ 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における事故を踏まえた既設の発電用原子炉施設の安全性に関する総合評価の実施について(平成23年7月21日)
・ 発電用原子炉施設の安全性に関する総合的評価に係る意見聴取会＇http://www.nisa.meti.go.jp/shingikai/800/29/800_29_index.html （関西電力報告書関係＇ホームページ参照（
・ 福島第一・第二原子力発電所事故を踏まえた緊急安全対策に係る実施状況報告書＇改訂版（の提出について＇平
成23年4月27日（
・ 原子力発電所の外部電源の信頼性確保に係る報告書の提出について(平成23年5月16日)
・ 福島第一原子力発電所事故を踏まえたシビアアクシデントへの対応に関する措置に係る実施状況報告書の提出について(平成23年6月14日)
・ 大飯発電所２号機の安全性に関する総合評価に係る報告書の提出について(平成23年10月28日)
・ 大飯発電所３号機の安全性に関する総合評価に係る報告書の提出について(平成23年11月17日)
・ 福島第一原子力発電所事故を踏まえたソフト面等の安全対策実行計画の策定について(平成23年11月28日)
290
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