東北地方太平洋沖地震とその後の福島第二原子力発電所の状況についてTE?CO

2020年 9月
福島第二原子力発電所。
'TokyoElectricPo rCompanyHoldingsInc.
AIIRightsR
e ed，

九時

無断複製・転載禁止 東京電力ホー J
レディンゲス株式会社

時 間発電所の概要及びレイアウト

TE?CO

発電所の概要位 置 :東京から北東仁約 210km
楢葉町に 1. 2号機，
富 岡 町 に 3.4号機
敷 地 : 1，5km2
南北に 1，5km.‑
東西に 1km
1号砲

炉型

煎出力(MWt)
電気出力

BWR5Markl
(円すい)

3，293

∞

2号櫛3号機

4号楓BWR5くIMarl

BWR5
M
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Mar
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改改(つりがね)(つりがね)

3，293

293
3，∞

∞

1.
1

￨

改(つ附) I

3，293

∞￨

1.
1(MWe)

1.
1

1.
1

運転開始

1982
年
(昭和57年)4月

1984
年(昭和59年)
2月

燃料集合体叡

764

764

764

764

制御1華本訣

185

185

185

185

主機メーカー

東芝(約98%)目
立(約99%)

東芝(約99%)(約99%)

1985
年
1987
年
(昭和60年) (昭和62年)
6月
8月

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何回無間後製 転裁禁止 東京電力ホールディンゲス株式会社

1

沸騰水型軽水炉 (BWR)の主要設備

TE?CO

ターぜ~2L

海水圧力抑制室

復水貯蔵タンク。

'Tokyo日ectricPowerCompanyH
oldings，Inc.
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SRese
刊 ed

最断複製・転載禁止 東京電力ホールディンゲス株式会社

2

東北地方太平洋沖地震

TE?CO‑発生日時 :平成 2 3年3月 11日14:46
回発生揚所:三陸沖(北緯 38.1度，東経 142.9度)，深さ :24km

・マグニチュード:9.0
・震度(気象庁発表):楢葉町，富岡町，大熊町，双葉町で震度6強
震源位置と原子力発電所

地震発生前，福島第二原子力発電所では
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4号機の全号機が定格熱出力で運転中↓全号機が「地震加速度大」により自動停止〈スクラム※〉
福島第二で観測された最大加速度は
水平方向 277gal※ 1，上下方向 305gal※2(※ 13号機原子炉建屋最地下階)(※ 2 1号機原子炉建屋最地下階〉
35gal.
※スクラム設定値は原子炉建屋最地下階で水平方向 1
上下方向 100gal

地震により新福島変電所の設備が一部損傷したことで外部電源が一部停止したが. 4回線の内 1回線は受電継続(1回線点検停止中. 2回線が停止〉@TokyoE
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1yHoldings，Il1c.
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刊ed

無断複製転載主主止 東 京電力ホールデイングス株式会社

3

津波の到達TE?CO・津波の到達 :3/11 15時30分頃ー時@TokyoE
lectricP臥，verCompanyHoldingsιInc.
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4

安全上重要な設備は地震後ち機能を維持

1号機残留熱路去系ポンプ@TokyoE
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1号機残留熱除去系熱交換器

TE?CO

1号機中央制御室空調用コンデンサー

無断按製 ・転鼓禁止耶京電力ホールディンゲス株式会社

5

津波浸水被害〈その 1)

TE
i'CO

口
跡

【
海水熱交換器建屋]
機器!般入口が津波により破i
裏

1階以下が浸水

仁コ
浸水なし[原子炉建屋】
2~4 号機浸水なし[タービン建屋]
2. 4号機浸水なし
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6

津波浸水被害〈その 2)

T三'i'CO※ 1号機
原子炉建屋付属棟ヘ非常用
ディーゼル発電機給気処理
ル ーパ一等から浸水※全号機(3号機南側海水烈交換器建屋隙く〉
機器般入口が津波により破i
裏され.建屋ヘ浸水※ 2"'4号機
原子炉建屋付属棟への浸水はほとんどなし。

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何回

無断領製・
転鼓鑓止 Jl(京電力ホールデインゲス株式会社

7原子炉除熱機能の喪失/対応操作による事象進展緩和 TE?CO‑津波後， 1， 2， 4号 機 の 原 子 炉 除 熱 の た めの ポ ン プ ( 電 動 機 〉 が 被 水 ・ 使 用 不 能※ ￨(※ i:原災法第 10条(原子炉隙熱機能喪失〉該当〉・事 故 時 運 転 操 作 手 順 書 ( 徴 候 ベ ー ス 〉 を 活 用し， R
CICか ら の 高 圧 注 水 に よ っ て 原 子 炉 水位を維持しつつ逃し安全弁にて原子炉を減圧ただい原子炉からの蒸気で圧力抑制室水温100C超えが発生※ i0(※ii :原災法第 15条(圧力抑制機能喪失〉該当〉. 1~圧注水可能な圧力まで原子炉減圧後にMUWCに よ る 代 替 注 水 で 原 子 炉 水 位 を 維 持・MUWCに よ る 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ で 格 納
容器内圧力上昇を緩和

略語説明

RCIC:原子炉隔離時冷却系
MUWC:復水補給水系
RHR :残留熱除去系
RHRC:残留熱除去機器冷却系
RHRS :残留熱除去機器冷却海水系@Tokyo日ectr
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8

原子炉除熱機能の復旧と冷温停止‑ウオークダウンによる設備被害状況の確認(平成23年3月 11日深夜)

TE?CO
電源車の調達・津波警報が継続する中，所員が現場に出向して被害状況を調査
・除熱機能の短時間かつ効率的な復旧方法を横討し，残留熱除去系のB系統を優先して復旧することを決定

・復旧機材の緊急調達(平成23年3月 12日)
・交換用電動機，電力ケーブル，電源車，移動用変圧器を緊急調達
・交換用電動機は，東芝工揚から空輸，及び相崎刈羽原子力発電所からのトラック搬送にて確保電劃省自の交線・現場における機器及び電源の復￨日(平成23年3月 13日)
• RHR (8)系の補機冷却系ポンプ点検，使用不能電動機の交換
・健全な廃棄物処理建屋電源盤を使用し，まだ高圧電源車と移動変圧器を現場配備し，仮設ケーブルを布設
協力企業社員の手で・総延長9kmの仮設ケーブルの大半を約 200名の所員及ひ、
ほぽ 1日で布設・残留熱際去系のポンプを起動し，原子炉の冷却を開始(平成23年3月 14日)」
ユ仮設ケーブルの布設さまざまな努力により.平成23年3月 15日 午 前7時 15分に全号機において冷温停止を達成@TokyoEl
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無断被製 ・転裁禁止J!(京・芯カホールディンゲス綜式会社9仮設電源の供給とモーターの交換。

Tokyo日 ect
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TE?CO

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110

敷地境界放射線量の推移

TE?CO

敷地境界放射線量の推移
・ 平成23
年 3月 14日22・00 福島第一の事故の影響により敷地境界放射線量が5μSv/h以上(原災法第 10条に該当〉
・ 平成23
年4月3日9:30以降 敷地境界の放射線量は再び5μSv/hを下回って推移

モニタリングポスト空間線量率
令和 2年 8月 31日 9:00

モニ 1リングポストの指示値

単位:マイクロシーベルト毎時∞
蚕 聖 母元首!こ…

.
・，
鼠*0 10，①②③④

MP6付近のガレキ撤去仁よる変動様出器の調整の影響による変動
積雪の影響による変動

MP1付近へのダストモニタ局舎設置による変動

O.1@Tokyo日eclri
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何回

吉宗断縫製・転鼓禁止 煎京電力ホールディンゲス株式会社

11

復旧計画に基づく設備の本設復旧T=?CO

当社では，平成23
年 12月 26日，緊急事態応急対策完了を受け内閣総理大臣からの「緊急事年 1月 31日仁原子力災害事後対策に関する計画である態解除宣言」が発出された以降，平成 24「復旧計画」を策定し，これに基づき計画的に復旧を実施してきだ。
・4号機は平成 24
年 5月 17日， 3号機は平成 24
年 10
月 11日
， 2号機は平成 25
年 2月 15日，1号機は平成 25年 5月 30日仁冷温停止の維持に必要な設備の本設復旧が完了した。

34υ復機
主主蒲!のL̲̲)

止7目￨日包芯H245/
17了

了

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11H252/157u了

5/30※平成 28年6月 13日
国による復旧内容の妥当性の確認が完了

震￨@TokyoEleclr
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2

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12

設備の復旧状況

1号機 電源盤 (P/C1C‑1)据伺後

T=?CO

4号機残留熱除去機器冷却系ポンプ (A)本設ケーブルへの切替後3号機海水勲交燦器建屋
地下 1階仲 1階 復 旧 状 況‑復旧スケジュール「冷温停止維持をより一層確実にする」だめ，r
冷温停止の維持に必要な設備」及び 「保安規定遵守に係わる設備」について~4 号機は平成 24 年 5 月 17 日，

3 号機は平成 24 年 10 月 1 1日，

2雪機は平成25年 2月 15日， 1号機は平成 25年 5月 30日に本設設備ヘ復旧完了。

。

'TokyoE
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Oldings，Inc.
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13

燃料の保管状況

TE?CO

盟燃料の保管停止期間が長期に及ぶため ，設 備の維持管理の合理化及び効率化の観点から，原子炉内の燃料を使用済燃料プールへ移動した。

‑燃料の保管状況

二‑mI
M.
窪田

型用済燃料プールl燃料移動完了期日

1-1~-lW~);~.

2334体

200体

2662体

95%

0体

2号機

2402体

8 0体

2769体

90%

0体

l. H25年 10月

3号機

2360体

184体

2740体

93%0体

H27年 3月

4号機

2436体

80体

2769体

91%

0体

H24年 10月

1号機@TokyoEl
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H26年 7月

ルディンゲス掠式会社

14

燃料冷却にかかわる安全確保〈その 1)

TE?CO

新規制基準を考慮した地震動(水平最大900gal※ 1)及び津波(海抜27.5m※ 2) を1固/1万年""100万年程度〉。
策定 (※ 1 :解政基盤面※ 2 :1号機取水口前面

0使用済燃料プール (SFP)及び原子炉圧力容器は地震・津波に対して維持されることを確認。

O隙熱機能が喪失した揚合においても，機動的対応にて燃料健全性は確保可能。
【機動的対応のイメ-~】

原子炉圧力容器と使用済燃料プール (SFP)への注水*現在は，東北地方太平洋沖地震の影響により発生が指摘されているアウターライズ津波への対策として仮設防潮堤を設置。
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燃料冷却にかかわる安全確保〈その 2)

TE?CO・緊急時の電源確保
・ガスタービン発電機車・電源車の構内高台への配備，電源確保手順の策定/1台) 2台を配備
・空冷式ガスタービン発電機車 (4500kVA
500kVA/1台〉必要台数 8台を確保
・電源車 (‑地下軽油タンク (200kL. 事故発生後 7日間，原子炉・使用済燃料プールの注水・除熱手段を確保するために所内で必要となる軽油量を保有〉を設置@Tokyo日 目tricP血γerCompanyHotdings，Inc.
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燃料冷却にかかわる安全確保〈その 3)

TE?CO‑緊急時の最終的な除熱機能及び使用済燃料プールの冷却確保
・消防車の構内高台への配備，代替注水手順の策定
・全交流電源喪失時の予備ボンベ等を用いだ格納容器ベント操作手順の策定‑がれき撤去対策の実施
・がれき撤去用重機の配備・通路確保用の砕石や鉄板を常備

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議断線製 ・転銭禁止 東京電力ホールディンゲス株式会社

17燃料冷却にかかわる安全確保〈その 4)

T:?COアウターライズ津波苅策

仮設防潮堤の設置
口oC
コ

防潮堤

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18

技術力強化訓練〈その 1)，

T:?CO

震災以降，緊急安全対策として，資機材の確保，電源の強化〈電源車ー空冷式ガスター
ビン発電機車の配備)，注水手段の確保(消防車の配備〉を進める一方，震災時と同様の状況に至った揚合でも，当社社員単独で初動対応ができるよう訓練を重ねてきた。
平成 25年 7月からは，震災時の経験から得た教訓をもとに，以下 4つのチームを結成し，技術力の習得訓練を各チームにより計画的に行っている。
体制

チーム名

リスク対応

モータ取替チーム

予備の冷却ポンプ用モータを運!
般し，水没して使用できなくなったモータと取り替える。

ポンプ復旧チーム各チーム

水没したポンプを分解し，軸受けを交換後，ポンプを再度組み立て， 復旧させる。

ケーブル接続チーム

3 ~ 4 I9I体制(7‑8名/班)

取り替えたモータヘ電源を供給するためのケーブルを布設し，モータを動かす。

ガレキ織去チーム

上記作業を行うだめに道路のガレキの撤去ならびに砂利や鉄板で道路を復旧する。

-各班 1 ~ 2 回 戸月の頒度で訓練を実施

・上記 4チームの他に，進捗管理や力量管理のまとめや険討会の開催等を行う「プロジェクトチーム (8名) Jち設置 している。

津波仁よるモータの被水状況

津波によるポンプの被水状況@TokyoEl
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仮設ケーブルの布設の様子

海側通路近辺のガレキ

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19技術力強化訓練〈その 2)

TE?CO・各チームの訓練風景‑ケーブル接続チーム

重機を使用しだ土砂の積み込み等，運転技術習得訓練の様子@Tokyo日ectricPowerCompanyHoldings，Inc.
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20

参考資料略語集

TE?CO.RHR :R
esidu
alHeatRemovalSystem / 残留勲隙去系
原子炉を停比レた後.ポンプや黙交換器を利用して冷却材の冷却(燃料の崩i裏熱の際去〉や非常時に冷却水を注入して原子炉水i立を縫符する系統〈非常用炉J~\冷却ECCSのひとつ)1:'.原子炉を冷温停止に箔ち込めるだけの能力を有している。ポンプ流量 ・烈交倹器とちに能力が高く.以下のような運転方法(モード〉を有する.
(1)原子炉停止時冷却モード(2) (~圧注水モード ( LPCIモード)(3)格納容器スプレイモード(4)圧力抑制室冷却モード(5)非常時需品負荷モード.RHRC :RHRCoolingWaterSystem / 残留勲隙去機器冷却系
RHR
熱交換器. RHRポンプと(~圧炉ωスプレイ系 (LPCS) ポンプのメカニカルシール冷却器などに淡水の冷却水を供給する設備。

• RHRS :RHRSeaWaterSystem / 残留熱隊去機器冷却海水系
残留黙際去系の冷却水は.熱交}員器を介して冷却している.この残留耳目隙去系の冷却水を冷却するために海水を供給する系統.

.RCIC:ReactorCoreIsolationCoolingSystem / 原子炉隔離時冷却系
通常運話中何らかの原因で主蒸気隔離弁 (MSIV)の閉等により主復水器が使用できなくなっだ混合，原子炉の蒸気でタービン駆動ポンプを回して冷却水を原子炉に注水し.燃料の崩懐熱を隙去し減圧する。また.給水系の故障時などに.非常用 j
主水ポンプとして使用し.原子炉の水位を維絡する.原子炉から発生する蒸気を駆動源とするだめ，一定の原子炉圧力がないと運転ができない.

.MUWC :Make‑UpWaterSystem(Condensatel/復水補給水系
発電所の運転に必要なさまざまな水〔水源は. í~水貯蔵タンク.基本的には原子炉等で使われだ水を浄化したもので，若干の自主射能をさきむがその濃度はi匿しりを，ポンプ(復水移送ポンプ)を利用して供給する系統.

• D/G: DieselGenerator/非常用ディーゼル発電機
6. 9kVの高圧所内電源が喪失し尼崎 lこ.非常用@線に電源を供給するだめの非常用予備電源設備.

• P/C :Power Center/パワーセンタ
所内(~電圧回路に使用されている動力電源盤で，しゃ断器.保護継電器.付属計器をコンパク卜に収納しだちの.

.CRD:ControlRodDrive / 制 御 棒 駆 動 水 系
制御棒 (CR)を弓 1
届いたり婦入しだりする設備.緊急時には引抜かれた制御俸を炉内に緊急に婦入し燃料のj員l
霧を防ぐ.

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1yHoldings，Il1c.
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