参考文献
1. 原子炉建屋
2. 原子炉格納容器
3. 原子炉圧力容器

1. 原子炉建屋

番号項目

関連するトピック1-1

原子炉建屋の名称と主な設備全体（前提条件）

1-2

原子炉建屋の概寸

全体（前提条件）

1-1

原子炉建屋の名称と主な設備

2

 原子炉建屋内の主な設備・箇所の名称は下記の通り。（前提条件として紹介）
⑥⑨

北側
(90°)

⑥5階

⑤⑦

4階

⑧3階

⑪

西側
(陸側)
(0°)

2階
①1階

④ ③
②

②
⑩
④

⑫

地下

A

③A’

南側
(270°)

A-A’ 断面図
主な設備・箇所の名称① 原子炉圧力容器底部② 原子炉格納容器内部③ 圧力抑制室内部④ トーラス室内部⑤ 三角コーナー⑥ 原子炉建屋⑦ 使用済燃料プール⑧ 機器貯蔵プール⑨ オペレーションフロア
⑩ ペデスタル内部⑪ 原子炉圧力容器内部⑫ 溶融燃料デブリ

東側(海側)(180°)

1-2

原子炉建屋の概寸

3 原子炉建屋の概寸は下記の通り。（前提条件として紹介）
(1)
(3)

(2)
原子炉圧力容器
原子炉格納容器

原子炉建屋
１号機
(1)
(2)
(3)

２号機

３号機

概寸

材質

概寸材質

概寸

材質

約30m
約45m
約0.5 -1.5m

鉄筋コンクリート

約46m
約46m
約0.5 -1.5m

鉄筋コンクリート

約46m
約46m
約0.5 -1.5m

鉄筋コンクリート

2. 原子炉格納容器

4

番号

項目

関連するトピック

2-1

原子炉格納容器の構造と概寸

全体（前提条件）

2-2

原子炉再循環系

2-3

PCV内の機器イメージ

2-4

ドライウェル上部 (原子炉格納容器上蓋)

2-5

機器ハッチと所員用エアロック

2-6

PCV底部

RPV/PCVへのアクセス, 燃料デブリ取り出し2-1 原子炉格納容器の構造と概寸5 原子炉格納容器の構造と概寸は下記の通り。（前提条件として紹介）
ドライウェルヘッド

R/B５ＦＬ 上部は円筒状、下部は球形フラスコ形の鋼製耐圧容器。

R/B４ＦＬ 球形部にはボルト締めの機器搬入口と二重扉の所員出入口を設置。

ドライウェル
スタビライザ
R/B３ＦＬ②

ドライウェル
スプレイヘッダ

貫通部

ベント管
ベローズ
ベント管
ヘッダ

R/B２ＦＬ

⑥

①

ベント管

③

R/B１ＦＬジェットデフレクタ

真空破壊弁

⑤キャット
ウォーク

ドライウェル底部

スカート

④（内側）

コラムサポート

①②
③
④
⑤

ダウンカマ
耐震サポート

１号機
概寸
材質
約32m
約10m
約18m
炭素鋼
約8m
約2m

⑥ 最小約15mm

サンドクッション

２号機
概寸
材質
約34m
約11m
約20m
炭素鋼
約9m
約2m
約17～34mm

３号機
概寸
材質
約34m
約11m
約20m
炭素鋼
約9m
約2m
約17～34mm

 ドライウェル頂部は半楕円形鏡板（ドライウェルヘッド）で、その取付はガスケット二重シールボルト締め構造。
 ドライウェル外部は遮蔽目的とジェット力による過大な変形を防止するため、鉄筋コンクリートで囲んでいるが、ドライウェル基礎のコンクリート埋め込み部分を除き、ドライウェルとコンクリート間に約5cmのギャップを設置。
 ドライウェル円筒部にはスタビライザ(8箇所)を設けてドライウェルとその周辺のコンクリート構造とを連結し地震時の水平力を支持する。スタビライザーはドライウェルの熱膨張を拘束することなく、有効に水平力を支持する構造となっている。
 ジェットディフレクタは、一次系配管破断に伴うジェット力に対してベント管を保護する。

2-2 原子炉再循環系

6

 PCV内の機器の一例としての原子炉再循環系のイメージ図は以下の通り。
 原子炉再循環系以外にもPCV内部には多くの機器があり、PCVへのアクセスを困難なものにしている。
 原子炉冷却材は原子炉圧力容器内にあるダウンカマを通り再循環ポンプによって炉内へと流れる。

原子炉圧力容器上蓋

原子炉圧力容器 再循環ポンプから出てきた冷却材は外側のライザー管を通り再度原子炉圧力容器内に入ってくる。さらに内側のライザー管を通り、駆動流体としてジェットポンプへ送られる。
ジェットポンプ ダウンカマの水はこのジェットポンプ駆動流体によって吸引され、駆動水と混合して冷却のためジェットポンプから炉心へと供給される。

原子炉再循環ループ入口

 軸封部にメカニカルシールを備えた原子炉再循環ポンプは遠心式で速度可変型である。

ヘッダ

冷却材の流れ原子炉再循環ループ出口
再循環ポンプ
モーター

排水弁
原子炉再循環ポンプ

サクションバルブ

2-3 PCV内の機器イメージ

7

 PCV内部には多くの機器があり、アクセスを困難なものにしている。

* 写真は５号機のもの（参考）2-4 ドライウェル上部 (原子炉格納容器上蓋)
 PCVまたはRPV上部からのアクセスを検討する際の参考としてドライウェル上部の図を以下に示す。
 ドライウェル上部 (PCV上蓋)は半楕円鏡板となっている。
 二重ガスケットシールのボルト締めにより据えつけられている。

スタッドボルト（ワッシャー付）
ドライウェル上部(PCV上蓋)二重ガスケットシール

ドライウェル(PCV)

フランジ

8

2-5 機器ハッチと所員用エアロック

9

 PCVまたはRPV側面からのアクセスを検討する際の参考として二重扉を有する機器ハッチと所員用エアロックの図を以下に示す。
北 機器ハッチは対照に２か所設置されている。これらは機器の点検等の際開かれる。
 所員用エアロックは１か所設置されており、内扉と外扉の二重構造となっている。.

所員用エアロック

機器ハッチ

CDRハッチ 大物搬入口は原子炉建屋の西側に設置されており、内扉と外扉の二重構造となっている。

西

外扉

内扉

東

機器ハッチ
大物搬入口

（コンクリートブロック）* 図面に記載された寸法は概寸である
南

2-6 PCV底部

10 PCVまたはRPV下部からのアクセスを検討する際の参考としてPCV下部の図を以下に示す。
圧力抑制室
 圧力抑制室は原子炉建屋の鉄筋コンクリート基礎上にあり、耐震サポート、コラムサポー
トによって支持されている。
 トーラスはドーナツ状の形をしており内部に約3000m3 の水を有する。このトーラスは16等分された円筒が繋がってできている。
 圧力抑制室内部にベント管ヘッダ、ダウンカマ等があり、さらに真空破壊弁、検査・補修用キャットウオーク等が設置されている。
 内部の調査のため、圧力抑制室外部に検査・補修用キャットウオークには二重ガスケットシールを備えたボルト締めのハッチが設置されている。

90°
A

180°

°
045°
TYP

外部キャットウオーク
ハッチ
A
711

モノレール
内部キャットウオーク

711

2438 2438

強化リング

270°

ダウンカマ

圧力抑制室断面図

3. 原子炉圧力容器
番号
3-1

11
項目

関連するトピック

原子炉圧力容器

3-2

炉内構造物

3-3

原子炉圧力容器と主なノズル

3-4

原子炉圧力容器サポート

3-5

原子炉圧力容器フランジからの漏えい検出配管

3-6

制御棒駆動機構ハウジング

RPV/PCVへのアクセス, 燃料デブリ取り出しRPVへのアクセス

3-1 原子炉圧力容器12

 原子炉圧力容器の大きさと構造は下記の通り。
 垂直の円筒および半球殻からなる溶接構造体
 円筒部および下鏡球殻部は、内壁にステンレス鋼の溶接被覆。
被覆材の最小厚さ：約３mm。 上蓋はステンレス被覆はない。
 上蓋はスタッドボルトにナットをスタッドテンショナを使用して締めつける。

原子炉圧力容器上蓋
蒸気乾燥器
原子炉圧力容器本体
蒸気乾燥器
給水スパージャ

炉心スプレイ配管③上部格子板

②①④

燃料集合体
炉心支持板

炉心シュラウド
制御棒

中性子束計測案内管
差圧検出/
ほう酸水注入系配管

ジェットポンプ
制御棒
駆動機構

原子炉圧力容器用ペデスタル

3-2 炉内構造物

13

 炉内構造物の名称と構造を下記に示す。
RPV上部スプレイノズル
RPV上蓋

蒸気乾燥器
蒸気出口ノズル
水位計測ノズル
気水分離機止めボルト
給水スパージャスタッドナット
RPVフランジ
ガイドロッド溝
気水分離機
スタンドパイプ
シュラウドヘッド給水入口ノズル

炉心スプレイノズル
炉心スプレイスパージャ
上部格子板
炉内中性子束計測器
炉心シュラウド
燃料支持金具燃料支持板
再循環系入口バッフル板
制御棒案内管

燃料集合体
ジェットポン
プノズル
制御棒
ジェットポンプ

再循環系出口差圧検出/
ほう酸水注入系配管
RPV支持スカート

中性子束計測案内管

制御棒駆動機構ハウジング(1) 炉心シュラウド
シュラウド上部の外径: 約4.8m
シュラウド中間部の外径: 約4.5m
中心部の壁厚: 約4cm; 重量: 約34 t(2) シュラウドヘッド
ヘッド厚さ: 約5cm; 気水分離機の数: 151個;
気水分離機の外径: 約34cm;
スタンドパイプの内径: 約15cm;
スタンドパイプの外径: 約17cm;総重量:約42 t(3) 炉心支持板: 重量: 約5t(4) 上部格子板: 重量: 約5t(5) 燃料支持金具:
周辺部燃料支持金具: 12個;
中央部燃料支持金具: 137個(6) 制御棒案内管:137個(7) ジェットポンプ: 20個
スロート直径: 約 17cm ;
総重量: 約10 t(8) 給水スパージャ: 4個
外径: 約14cm; 肉厚 : Sch. 40(9) 炉心スプレイスパージャ
直径: 約 10cm; スプレイノズルの数: 344個
(10)圧力容器頂部ノズル
配管外径: 約6cm; 肉厚: Sch. 40(11)差圧検出/ほう酸水注入系配管
内側配管 (ホウ酸水用): 約 2.5cm;
外側配管: 約5cm

3-3 原子炉圧力容器と主なノズル

14 RPVのノズルの名称と主な 位置は下記の通り。
RPV頂部

予備ノズル
ベント計測ノズル
RPV上蓋
スタッドボルト
案内管金具
燃料交換ベローズ
フランジ
蒸気乾燥器
保温材
気水分離機

給水入口ノズル
制御棒駆動機構リターンノズル
燃料頂部

ヘッドスプレイノズル
上蓋吊具
ホールドダウンブラケット
ナット
フランジ
フランジ漏洩検出タップ
主蒸気ノズル

ノズルに繋がる配管の多くは曲がっている→ 機器の挿入が困難

計装用ノズル
スタビライザーブラケット
水位計測0点炉心スプレイノズル
保温材サポート
シュラウド上蓋
炉心シュラウドジェットポンプライザー管
保温材サポート

再循環系出口ノズル
シュラウドサポート
制御棒駆動機構ハウジング貫通口
RPVコントロールポイント
下部ドレンノズル

再循環系入口ノズル
ジェットポンプ計測系ノズル
差圧検出/ほう酸水注入系配管
RPV支持スカート
中性子束計測案内管貫通口
圧力容器支持構造物
コンクリートペデスタル

3-4 原子炉圧力容器サポート

15

 RPV周辺の構造と名称は以下の通り。
1. 圧力容器スタビライザ(1) 原子炉圧力容器スタビライザは原子炉上部の径方向と軸方向膨張を許容すると同時に地震やジェット反応により力が働いた際の 水平方向の振動を制限できるよう、シールドウォールと圧力容器を接続している。
(2) 原子炉圧力容器には８つのスタビライザブラケットが設置されている。それぞれのスタビライザはシールドウォール上部にあるガセット板、ピンでスタビライザブラケットに接続されたクレビス（Ｕ字型の固定金具）、スプリングカップリングロッドからなる。
(3) ２つのスタビライザは反対方向の引張応力を加えるためにそれぞれブラケットに接続されている。
(4) 初期荷重として引張応力が加えられている。
2. 圧力容器支持構造物(1) 圧力容器支持構造物は以下からなる。
(a) コンクリートペデスタル、(b)アンカーボルト、(c)ソールプレート、(d) リングガーダ圧力容器支持スカート(2) 圧力容器支持構造物の場所は原子炉圧力容器支持スカートとコンクリートペデスタルの間で決定され、固く固定される。
(3) コンクリートペデスタルは金属製のアンカーボルトが埋め込まれた建屋の基礎部分と一体で建設される。
(4) ソールプレートはコンクリート表面に水平に設置され、その上にリングガーダが設置される。
(5) 圧力容器サポートスカートはリングガーダの上に置かれ、ボルトで接続される。
(6) ソールプレートとリングガーダの間にシムプレートを挿入し、リングガーダの高さを調整する。

RPVは生体遮蔽で覆われている→ RPVへのアクセ
スが困難にＡ部分の詳細3-5 原子炉圧力容器フランジからの漏えい検出配管
 RPV上部からのアクセスを検討する際の参考としてRPVフランジの構造を以下に示す。
 フランジ漏洩検知拝観は原子炉の運転中、原子炉圧力容器のフランジ部からの上記の漏えいを検知するために設置されている。
 原子炉圧力容器のフランジ部分は二重のOリングによってシールされており、その間に漏えい検出配管が繋がっている。

RPV上蓋Oリング

原子炉圧力容器

フランジ

フランジ漏洩検出配管16

3-6 制御棒駆動機構ハウジング

17

 RPV下部からのアクセスを検討する際の参考としてCRDハウジングの構造を以下に示す。

(1) 制御棒ハウジングは原子炉圧力容器下部に取り付けられている。
(2) 制御棒、ガイドチューブ、燃料支持金具、燃料の荷重はこのハウジングを通じて圧力容器底部ヘッドに伝えられる。

主な情報源1. 経済産業省福島復興関連 HP
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning.html

2. R&Dのための中長期研究計画(経済産業省 HP)
http://www.meti.go.jp/press/2013/06/20130627002/20130627002.html
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/130627/130627_01d.pdf

3. 経済産業省による国際シンポジウム（2012年3月） (経済産業省HP)
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/20120302_01.html

4.事故解析結果に関する情報 (原子力規制委員会 HP等)
http://www.nsr.go.jp/archive/nisa/shingikai/700/14/240723/AM-1-1.pdf
https://fdada.info/18