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」

中間報告－ チームH2Oプロジェクト －Revised 2011/10/28
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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

プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

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 前項に基き、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・論理的な手順が重要である ＝＞ 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
３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）
６ヶ月
９ヶ月

３ヶ月

１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

３ヶ月
必要な対策・設備投資の実施対策が必要となった項目について、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項目の洗い出しとテストの実施により信頼を得る
３ヶ月

３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５４基（福島第１の５基を除く）に施す

国際的テスト項目の作成• 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項目の策定
資料：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
許可なき複製・無断転用を禁じます。 Copyright Team H2O Project all rights reserved背景…本フェーズのスケジュール

プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

今後、外部で予想・予定される事象約３ヶ月で福島原発等の教訓・対策を反映した内容を取りまとめる － その後、ＩＡＥＡ等の国際機関を含めたコンセンサスの醸成へ

ストレステスト

10月

9月

8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

本プロジェクトの
方向性

報告書作成

12月

11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
７月末

８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・対策の整理
現行テスト（ＥＵ型ＳＴ、保安院ＳＴ）
の調査

９月末

ＰＲＪ版テスト案の作成
・ ＰＲＪ案＋ＥＵ型ＳＴ＋保安院ＳＴ・ 一次ＳＴ結果の検証

関係各社への報告・調整とＰ
ＲＪ版テスト案への反映

１０月末

ＰＲＪでの最終
承認
ＰＲＪ版テスト
案の最終化

ＩＡＥＡとのコンセンサス
醸成

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プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

民間プロジェクトとして、中立的・客観的な立場から事実を洗い出し、教訓を導く －まず、BWR型から検討を開始する
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２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

＜今後の要確認事項＞● ＰＷＲ型原発検討時の体制など（敬称略・順不同）

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背景…プロジェクトのスコープ

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調査は、水素爆発・放射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く
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項

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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）11
出典：NRC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： 2011年3月11日（金）午後2時46分頃
発生場所： 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：

震度7：
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12
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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
順 位

発生年

地震名

ﾏｸﾞﾆﾁｭｰﾄﾞ

１

１９６０

Ｃｈｉｌｅ

９．５

２

１８６４

Ａｌａｓｋａ

９．２

３

２００４

Ｓｕｍａｔｒａ

９．１

４

２０１１

東北地方太平洋沖

９．０

４

１９５２

Ｋａｍｃｈａｔｋａ

９．０

津波マグニチュード*＝＞ 観測史上４番目
順 位

発生年

地震名

ﾏｸﾞﾆﾁｭｰﾄﾞ

１

１９６０

Ｃｈｉｌｅ

９．４

２

１８３７

Ｖａｌｄｉｖｉａ，Ｃｈｉｌｅ

９．３

２

１９４６

Ａｌｅｕｔｉａｎｓ

９．３

４

２０１１

東北地方太平洋沖

９．１

４

１９６４

Ａｌａｓｋａ

９．１

６

２００４

Ｓｕｍａｔｒａ 他

９．０
14※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：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

15● 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： 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１４年： その後、同年刊行の土木学会「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

福島第一

福島第二
同 +6.5～+7m

注） O.P.（小名浜港工事基準面） ： 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

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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
原子炉建屋

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

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４ｍ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

17● 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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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
３月１１日以前 （福島第一原発 ４号機南側）海岸の植林が、根こそぎはぎ取られている
３月１１日後19
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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
１号機
２号機
３号機（運転中） （運転中） （運転中）

４号機（定期検査中）5号機（定期検査中）６号機（定期検査中）20（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

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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
Ｐ２５、２６の写真の箇所（固体廃棄物貯蔵所）

Ｐ２３、２４の写
真の箇所（４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

22（C)GeoEye

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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 ：2011/3/11 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

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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：2011/3/11 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

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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（５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25
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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（５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26

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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３機
中２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
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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

福島第一１～４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： 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

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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 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一１～４号機の山側の航空写真

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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

福島第一５・６号機の海側の航空写真

防波堤の破損31
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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

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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

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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

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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

４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

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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）プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

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

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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）

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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）プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

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38
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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（放射線量）

更に、上昇する放射線量が、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39

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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２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。”
40
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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。”
41
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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・津波が第一１～４号機の作業環境に与えた影響● 暗闇： 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： 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● 劣悪苛酷な業務環境： 多発する余震や基準を超える放射線量高によって、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、３台あった消防車は、１台が津波によって故障。もう１台は、５・６号機側で孤立し、１～４号機への移動が不能となり、結局１～４号機側は１台しか使えなかった

42

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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

43
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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１２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44
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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
福島第一１号機（出力46万kW）［昭和46年］

BWR-3
マークⅠ（フラスコ型）

福島第一２～５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）

福島第一６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）45
出典：NRC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： 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１４年： その後、同年刊行の土木学会「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

同 +6.5～+7m

福島第一

福島第二

注） O.P.（小名浜港工事基準面） ： 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

46

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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４ｍ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47

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津波高は、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少ない
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

48

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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
４号機
（運転中）

３号機
（運転中）

２号機
（運転中）

１号機
（運転中）

49
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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、津波高は海抜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

50（C)GeoEye

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原子炉敷地の方が津波より高い為、直接の浸水は少ない。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

51
（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（１号機南側通路）

福島第二全体図

１号機南方通路を直撃した津波は最大１４ｍ
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４ｍ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７ｍに対し、敷地高１２ｍの原子炉・タービン
建屋への津波被害は殆ど無かった

52

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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

53

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福島第一原発のクロノロジーと課題

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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
・ ５・６号機の起動用開閉所に接続する送電鉄塔１本（＃２７鉄塔）： 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１～４号機への２７５ｋＶ２系統４回線の送電と、
５・６号機への６６ｋＶ１系統２回線の送電が停止に

・

１・２号機の超高圧開閉所： 地震動による遮断器損傷により、受電不可に

・３・４号機の超高圧開閉所： 津波による制御盤水没により、受電不可に

55
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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
大熊線１
Ｌ

大熊線２
Ｌ

大熊線３
Ｌ

大熊線４
Ｌ

外部電源停止・ 地震と二次被害（土砂の崩落）に
より停止

Ｄ/Ｇ

4B

D/G

4A

3B

3A

送電用

D/G

2B

D/G

D/G

D/G

2A

1B

1A

２Ｌ

D/G

夜の森

・ 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（６B）１台のみ運転継続

D/G

線
夜の森線
１Ｌ

内部電源喪失

送電用

唯一生き
残った内部
電源（非常
用ＤＧ）

：地震の影響により停止：津波の影響により停止：津波後も運転可能

D/G

D/G

5A

5B

D/G

H

D/G

6A

56

D/G

6B

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福島第一クロノロジー…電源喪失…

プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

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 １０台）
1号機A・B、 ２号機A、 ３号機A・B、 ４号機A、 ５号機A・B、 ６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 （３台）
2号機B、４号機B、６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（１２台）
１～４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、

冷却水ポン
プ

Ｄ／Ｇ

４号機Hの３台で電源確保

57
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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
福島第一
1号機
電源盤
ＤＧ１Ａ

非
Ｄ
常 ＤＧ1ＢＧ
用

Ｍ／Ｃ １Ｃ非常 Ｍ／Ｃ １Ｄ
用
Ｍ／Ｃ １ＡＭ／Ｃ常用

Ｍ／Ｃ １Ｂ

2号機
使用
電源盤
可否

４号機
使用
電源盤
可否
×

ＤＧ４Ａ

ＤＧ５Ａ（※２）

×

ＤＧ６Ａ

×

ＤＧ４Ｂ（空冷） ×（※１） ＤＧ５Ｂ（※２）×

ＤＧ６Ｂ（空冷）○ＨＰＣＳ ＤＧ

×（※2）×

Ｍ／Ｃ 2Ｃ×

Ｍ／Ｃ ３Ｃ×

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 ２Ｅ×

Ｍ／Ｃ 4Ｅ×

HPCS DG M/C○M/C 6A-1

×

M/C 6A-2

×

M/C 6B-1

×

M/C 6B-2

××

×

Ｍ／Ｃ 2Ａ

Ｍ／Ｃ 2Ｂ×××

Ｍ／Ｃ ３Ａ

Ｍ／Ｃ ３ＢＭ／Ｃ ３SA××

Ｍ／Ｃ 4Ａ

Ｍ／Ｃ 4Ｂ

×

×

×

×

×

非
常 P/C 1D
用×

P/C ２C○P/C ３C×

P/C 4C×

P/C ２D○P/C ３D×

P/C ２Ｅ×

P/C 1A×

P/C 1B×

P/C 1S×

P/C ２Ａ○P/C ２Ａ-１

×

P/C ２Ｂ○P/C ２ＳＢＡ CCS A海
水 Ｂ CCS B
系

×（※2）

ＤＧ３Ａ

×

×

ＤＣ１２５Ｖ主使用
可否

ＤＧ２Ｂ（空冷） ×（※１） ＤＧ３Ｂ

Ｍ／Ｃ ３SB

１ 母線盤1Ａ
直 ２ ＤＣ１２５Ｖ主流 ５ 母線盤1Ｂ
電 Ｖ
源 Ｄ
Ｃ

６号機
使用
電源盤
可否

ＤＧ２Ａ

×

常
用

５号機
使用
電源盤
可否

×

Ｍ／Ｃ ２SB
P/C 1C

Ｐ
／
Ｃ

使用
電源盤
可否

×

Ｍ／Ｃ ２SA
Ｍ／Ｃ １Ｓ

3号機

××

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤2Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主
母線盤2Ｂ

×
×
×

P/C ３Ａ×

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 6Ａ-1○

P/C 6Ａ-2

×

P/C 5B×

P/C 6B-1

×

P/C 6B-2

××

P/C 5B-1○

P/C ３ＳＡ×

P/C 5SＡ×

P/C 5SＡ-1

×

P/C ３ＳＢ×

P/C 5SB

×○○

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤４Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主
母線盤４Ｂ

○

×

P/C 5Ａ-1
P/C ３Ｂ

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤3Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主母線盤3Ｂ

P/C 4ＢP/C 5Ａ××

ＤＣ１２５Ｖ 主
母線盤 ５Ａ
ＤＣ１２５Ｖ 主
母線盤 ５B○○

ＤＣ１２５Ｖ DISTCENTER 6Ａ
ＤＣ１２５Ｖ DISTCENTER 6B○○

×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ××

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ

×（凡例）○：健全 ×：機能喪失*1 電源盤水没により機能喪失*2 冷却系（海水）喪失による機能喪失● 非常用ＤＧは６号機の１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、６号機非常用３系
統を残して、全て喪失● パワーセンター（Ｐ/Ｃ）は、１・３号機で全て喪失● 直流バッテリーは、１・２・４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58
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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、次の順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４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（１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）

59
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（１・２・３・４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

福島第一１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

福島第一２号機●●●●●

福島第一３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

福島第一４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： ３台中１台は津波で故障（15:37）● 全外部電源の喪失（14:46）
もう１台は５・６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● 劣悪苛酷な環境（余震の多発、放射線量高）● 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

60

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）

61

△：実施できたが問題あり

×：失敗

61

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福島第一１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
原子炉の停止

3/11 14:46

地震の発生(震度6強）

津波の襲来

津波による全電源と重要機能の全面喪失

・

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※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・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） ※２：敷地高１３ｍの５・６号機は、非常用電源（ＤＧ）が１台生き残り、安定冷却に展開した。しかし、敷地高１０・（津波Ｍ9.1 観測史上４番目）（浸水高さ 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・劣悪環境● 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）

非常用電源の確保
冷却用の注水準備
高圧化防止のベント準備等

津波直後： 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

・・

ｍの１～４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

17：12 所長、消火系ライン・消防車による注水の検討指示
18：46頃 燃料損傷の開始（推定）

注水実施
ベント実施
水素滞留

21：19 原子炉水位が判明（燃料頂部＋200㎜※０）
23：00 タービン建屋内での放射線量の上昇を確認
この頃、最初の電源車が到着
3/12
00：06 所長、ベント準備を指示（格納容器Ｄ／Ｗ）圧力が600kPa超の可能性）
01：30 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 ※１
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）09：04 作業員がベントの為、現場へ出発
10：17 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）
14：53 淡水注入完了（累計80,000ℓ）
14：54 所長、海水注入を指示

水素爆発
放射能漏れ

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４番目）● 14：46 原子炉の自動停止 ＝＞14：52 ＩＣ自動起動、手動間欠運転● 全外部電源の喪失＝＞14：47 非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）の自動起動
15:35

●

15:36

建屋爆発（５階部分）

19：04 海水注入の開始
20:45 ほう酸を海水に混ぜ炉へ注入開始※０： 水位計データの信頼性自体を疑問視する見方もあり※１： 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

・
・

●

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・５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１５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２４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
62
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５階に大量蓄積、爆発
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福島第一２号機…クロノロジー

２号機クロノロジー
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４番目）

津波による全電源と海水系冷却機能喪失● 14：47 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)）● 15：01 原子炉未臨界確認
15:35

津波の襲来
（津波Ｍ9.1 観測史上４番目）（浸水高さ １1.5～１5.5ｍ）

15:39 RCIC手動起動● 15：41 全交流電源喪失（非常用DG、電源盤水没）⇒劣悪環境・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
17：12 所長、消防車による注水の検討指示
22：00 原子炉水位が判明（燃料頂部(TAF)＋3400㎜）

高圧冷却系の確保
低圧冷却系注水の準備
高圧化防止のベント準備等

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）
17：30 所長、格納容器(PCV)ベント操作準備開始を指示
3/13 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）
3/14 11:01 ３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

減圧・
低圧注水実施
ベント準備・
ベント失敗
燃料損傷・
水素発生
3/15

爆発
放射能漏れ

17：17～ 燃料損傷の開始（推定）
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。
23：35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。
0：02 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７５０ｋPa 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、１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、３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３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６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２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７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
63
生(推定）
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福島第一３号機…クロノロジー

３号機クロノロジー
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）●

その意味合い
地震によって、全外部電源が喪失した。

津波による交流電源と海水系冷却機能の喪失

・
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４番目）● 14：47 原子炉の自動停止 ＝＞15：05 RCＩＣ手動起動＝＞15:25 RCICトリップ（水位高）● 全外部電源の喪失＝＞14：48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４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 １1.5～１５.5ｍ）
ない）
全交流電源機能の喪失＋暗闇・劣悪環境
・
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１２５V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※２：敷地高１３ｍの５・６号機は、非常用電源（ＤＧ）が１台生き残り、安定冷却に展開した。しかし、敷地高１０ｍの１～４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

直流電源の確保・喪失
注水による冷却継続
格納容器圧力のベント準備等

3/12

3/13

11:36 RCICトリップ（消防車は１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）
03：51 水位計指示で燃料域-1600mm（TAF－１６００ｍｍ）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）

低圧系の注水実施
格納容器ベント実施
水素滞留

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
11:17 S/CベントAO弁が閉（空気ボンベ圧低下）
12:20 淡水注入完了（近場の防火水槽の淡水枯渇）
12:30 SCベントAO弁を開（空気ボンベ交換）
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）
3/14 01:10 海水不足による補給の為、消防車注水を停止
03:20 消防車による海水注入再開
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（５ｔ７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４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）・

64

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発生した事象
水素爆発
放射能漏れ

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５階に大量蓄積、爆発

65
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福島第一４号機…クロノロジー

4号機クロノロジー
発生した事象
原子炉の停止
津波による全電源と海水系冷却機能の喪失
使用済み燃料プール水位の状態監視と水位確保準備
号機からの水素滞留

33/11 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４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１５３５体貯蔵（９７％）● 全外部電源の喪失＝＞14：47頃 非常用ディーゼル発電機１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４番目）（浸水高さ １1.5～１５.5ｍ）●

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・劣悪環境
・● 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３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 04：08 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
放射能漏れ 3/15 06：12

大きな音が発生原子炉建屋損傷（４・５階部分）

火災発生・
鎮火
注水開始

● 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）66

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福島第一５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3/11 14:46

地震の発生(震度６強)（Ｍ9.0 観測史上４番目）●全外部電源の喪失＝＞14：47 非常用ディーゼル発電機（DG）の自動起動
15:35

津波の襲来

津波による交流電源と海水系冷却機能の喪失（津波Ｍ9.1 観測史上４番目）（浸水高さ １1.5～１5.5ｍ）● 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

号機からの電源融通による交流電源復旧
原子炉・
使用済燃料プール注
水開始
6

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
８:13 ６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 ６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

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

3/14

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DG２台が停止。12日早朝には稼動していた６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６号機からの仮設ケーブル敷設により、５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３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６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。

3/18 13:30 原子炉建屋屋上の孔開け（３ヶ所）作業終了

3/19

非常用ポンプ復旧により
原子炉冷温停止の移行

3/20

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 ６号機非常用DG２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

67
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福島第一６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）

原子炉の停止発生した事象3/11 14:46

地震の発生(震度６強)（Ｍ9.0 観測史上４番目）●全外部電源の喪失＝＞14：47 非常用ディーゼル発電機（DG）の自動起動
15:35

津波による海水系
冷却機能の喪失●

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DG２台が停止したが、空冷式の１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４番目）（浸水高さ １1.5～１5.5ｍ）● 15：36 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

その意味合い原子炉及び使用済み燃料プールの水位確保

6:03 非常用DGより所内電源供給ラインの構成開始
８:13 ６号機非常用DGからの本設ケーブルによる５号機への電源融通
14:42 ６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）

非常用ポンプ復旧により
原子炉冷温停止の移行

3/18 17:00 原子炉建屋屋上の孔開け（３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DG２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３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

68
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福島第一１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、放射能漏
洩に至る
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）

地震の発生（Ｍ9.0 観測史上４番目）（Ｍ9.0 観測史上４番目）● 14：46 原子炉の自動停止 ＝＞14：52 ＩＣ自動起動、手動間欠運転● 全外部電源の喪失＝＞14：47 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

津波による全電源と重要機能の全面喪失（津波Ｍ9.1 観測史上４番目）（浸水高さ 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・劣悪環境● 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）

非常用電源の確保
冷却用の注水準備
高圧化防止のベント準備等

津波直後： 非常用復水器（ＩＣ）による原子炉の冷却＝＞ やがて原子炉水位の低下へ

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

全電源(交流･直流）の喪失

17：12 所長、消防車による注水の検討指示
18：46頃 燃料損傷の開始（推定）

注水実施
ベント実施
水素滞留

21：19 原子炉水位が判明（燃料頂部＋200㎜）
23：00 タービン建屋内での放射線量の上昇を確認
この頃、最初の電源車が到着
3/12
00：06 所長、ベント準備を指示（格納容器（Ｄ／Ｗ）圧力が600kPa超の可能性）
01：30 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）09：04 作業員がベントの為、現場へ出発
10：17 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）

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

14：53 淡水注入完了（累計80,000ℓ）
14：54 所長、海水注入を指示

水素爆発
放射能漏れ

15:36

建屋爆発（５階部分）

19：04 海水注入の開始
20:45 ほう酸を海水に混ぜ炉へ注入開始

69

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福島第一１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

原子炉の
停止

事故の進展（概念図）
地震の発生（Ｍ9.0 観測史上４番目）

全外部電源の喪失（交流）

原子炉自動停止

津波による全電源と重要機能の全面喪失

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順が不明確だった（ＳＢＯ手順書は、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
非常用電源の確保
冷却用の注水準備
高圧化防止のベント準備等
注水実施
ベント実施
水素滞留
水素爆発
放射能漏れ

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２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● 劣悪環境により、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70● 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・運用手順が不明確
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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 － 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
原子炉の停止

3/11 14:46

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４番目）● 14：47 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)）● 15：01 原子炉未臨界確認

津波による全電源と海水系冷却機能喪失

15:35（Ｍ9.0 観測史上４番目）

津波の襲来（津波Ｍ9.1 観測史上４番目）（浸水高さ １1.5～１5.5ｍ）

取られた対策発生・進展した問題

原子炉隔離時冷却系（RCIC)
による原子炉の冷却

津波の襲来

高圧冷却系の確保
低圧冷却系注水の準備
高圧化防止のベント準備等

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）
17：30 所長、格納容器(PCV)ベント操作準備開始を指示

全電源（交流・直流）の喪失

3/13 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）
3/14 11:01 ３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
17：17～ 燃料損傷の開始（推定）

減圧・
低圧注水実施
ベント準備・
ベント失敗
燃料損傷・
水素発生

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。
23：35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。
0：02 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７５０ｋPa 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

外的事象

非常用発電機（ＤＧ）の自動起動

15:39 RCIC手動起動● 15：41 全交流電源喪失（非常用DG、電源盤水没）⇒劣悪環境・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
17：12 所長、消防車による注水の検討指示
22：00 原子炉水位が判明（燃料頂部(TAF)＋3400㎜）

爆発
放射能漏れ

全外部電源の喪失（交流）

原子炉自動停止

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

71

S/C圧が０MPa(abs)を指示
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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

１F２号機の問題点の整理
原子炉の
停止

問題点

事故の進展（概念図）

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４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、１号機の爆発により破損した。

津波による全電源と海水系冷却機能喪失

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順が不明確だった（ＳＢＯ手順書は、直流電源が正常である事を想定）

高圧冷却系の確保
低圧冷却系注水の準備
高圧化防止のベント準備等

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●●●

全電源（交流・直流）の喪失

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●●

原子炉格納容器の圧力上昇

減圧・
低圧注水実施
ベント準備・
ベント失敗
燃料損傷・
水素発生

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０ｋPa(abs)を指示
放射能漏れ

３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）
３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。

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・運用手順が不明確

72
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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 － 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

原子炉の停止

3/11 14:46

地震の発生

地震の発生(震度6強）（Ｍ9.0 観測史上４番目）（Ｍ9.0 観測史上４番目）● 14：47 原子炉の自動停止 ＝＞15：05 RCＩＣ手動起動＝＞15:25 RCICトリップ（水位高）● 全外部電源の喪失＝＞14：48 非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）の自動起動

全外部電源の喪失（交流）

原子炉自動停止

津波による交流電源と海水系冷却機能の喪失
直流電源の確保・喪失
注水による冷却継続
格納容器圧力のベント準備等

津波の襲来

15:35

16:03 原子炉隔離時冷却系（RCIC）手動起動による冷却（津波Ｍ9.1 観測史上４番目）（浸水高さ １1.5～１5.5ｍ）

非常用発電機（ＤＧ）の自動起動

全交流電源機能の喪失＋暗闇・劣悪環境● 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）
3/12

3/13

11:36 RCICトリップ（消防車は１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）
03：51 水位計指示で燃料域-1600mm（TAF－１６００ｍｍ）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）

低圧系の注水実施
格納容器ベント実施
水素滞留

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
11:17 S/CベントAO弁が閉（空気ボンベ圧低下）
12:20 淡水注入完了（近場の防火水槽の淡水枯渇）
12:30 SCベントAO弁を開（空気ボンベ交換）
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）
01:10 海水不足による補給の為、消防車注水を停止
03:20 消防車による海水注入再開
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（５ｔ７台）到着、逆洗弁ピットに配置し、淡水補給開始

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

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73

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発生した事象
水素爆発
放射能漏れ
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

74
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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

１F３号機の問題点の整理
問題点

原子炉の
停止

事故の進展（概念図）

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４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。
劣悪環境により、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。

津波による全電源と重要機能の全面喪失

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●●

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順が不明確だった。（ＳＢＯ手順書は、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

直流電源の確保・喪失
注水による冷却継続
格納容器圧力のベント準備等

全電源（交流･直流）の喪失●

HPCIによる原子炉の冷却●●●

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１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

低圧系の注水実施
格納容器ベント実施
水素滞留

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●●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●●●

核分裂生成物の放出

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●

原子炉建屋の水素爆発
水素爆発
放射能漏れ

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75
圧」の除熱手段はあるが、全電源・ベント機能喪失時の管理・運用手順が不明確
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福島第一４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
原子炉の停止
津波による全電源と海水系冷却機能の喪失
使用済み燃料プール水位の状態監視と水位確保準備
号機からの水素滞留

33/11 14:46

地震の発生(震度6強）（Ｍ9.0 観測史上４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１５３５体貯蔵（９７％）● 全外部電源の喪失＝＞14：47頃 非常用ディーゼル発電機１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

地震の発生
（Ｍ9.0 観測史上４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

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４番目）（浸水高さ １1.5～１5.5ｍ）

全交流電源機能の喪失＋暗闇・劣悪環境● 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３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 04：08 使用済燃料プール温度 ８４℃を確認
11：01 ３号機爆発
放射能漏れ
火災発生・
鎮火
注水開始

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

76

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福島第一４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

原子炉の
停止

事故の進展（概念図）

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４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

津波による全電源と海水系冷却機能の喪失

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

●
●
●

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）●●

使用済み燃料プール水位の状態監視と水位確保準備
号機からの水素滞留

SFP冷却機能の喪失

SFP水温の上昇

●

●
●
●
●

予想外の爆発で原因不明であったが、３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４号機側に廻り込み、水素爆発に至ったものと推定（４号機SFP内の燃料に損傷はなし）→SGTS放射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
●

水素爆発
放射能漏れ

ＳＢＯと同時に直流電源が喪失した場合の運転手順が不明確だった（ＳＢＯ手順書は、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

3

FPC冷却用海水系損傷

電気融通機能を持つ隣接３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DG１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

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

火災発生・
鎮火
注水開始

原子炉建屋３階で火災発生→自然鎮火

SFPへの注水開始

77
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福島第二原発のクロノロジーと課題

78
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第一以外の原発…福島第二…外部電源…

プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

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８ｋｍ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
・ 福島第二１～４号機への５００ｋＶ１系統（２回線）、６６ｋＶ１系統（２回線）のうち、２回線の送電が停止（６６ｋＶ１回線は停止中だった）

79
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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

岩井戸線２

L

岩井戸線１

定検停止中
富岡線２

富岡線１Ｌ

送電継続

L

L

外部電源の喪失状況● 岩井戸線１L： 地震前から点検停止中● 岩井戸線２L： 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2L： 地震により停止（系統側の断路器硝子破損）

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

１Ｈ

１Ａ

１Ｂ

２Ｈ

２Ａ

２Ｂ

３Ｈ

２号機非常系電源

6.9kV母線

6.9kV母線

D/G

１号機非常系電源

非常用ＤＧ電源の喪失状況● 各号機に３機ずつ、非常用ＤＧが設置● １・２号機： 津波によって全て喪失● ３号機： １機喪失、２機健全● ４号機： ２機喪失、１機健全

D/G
３Ａ
３号機非常系電源

D/G

D/G

３Ｂ

４Ｈ

：地震の影響により停止

D/G

D/G

４Ａ

４Ｂ

４号機非常系電源：津波の影響により停止：津波後も運転可能

80
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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： D/G系統概要
海水冷却式 非常用ディーゼル発電機（D/G １０台）
1号機A・B、 ２号機A、 ３号機A・B、 ４号機A、 ５号機A・B、 ６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 （３台）
2号機B、４号機B、６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（１２台）
１～４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

81
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第一以外の原発…福島第二…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 － 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
福島第一
1号機

１号機

電源盤

使用
電源盤
可否

使用
電源盤
可否

使用
可否

ＤＧ１Ａ

×

ＤＧ２Ａ

×

ＤＧ３Ａ

×

ＤＧ４Ａ

×

ＤＧ５Ａ（※２）

×

×（※2）

×

ＤＧ２Ｂ（空冷） ×（※１） ＤＧ３Ｂ

×

ＤＧ４Ｂ（空冷） ×（※１） ＤＧ５Ｂ（※２）××

非常 Ｍ／Ｃ １Ｄ
用×

Ｍ／Ｃ １Ａ×

Ｍ／Ｃ １Ｂ

非 P/C 1C
常 P/C 1D
用

常
用

６号機

使用
電源盤
可否

Ｍ／Ｃ １Ｓ

Ｐ
／
Ｃ

福島第二
５号機

４号機

使用
電源盤
可否

Ｍ／Ｃ １Ｃ

常
用

3号機

使用
電源盤
可否

非
Ｄ
常 ＤＧ1Ｂ
Ｇ
用

Ｍ
／
Ｃ

2号機

×

Ｍ／Ｃ 2ＣＭ／Ｃ 3Ｄ×

Ｍ／Ｃ 2Ｄ×

Ｍ／Ｃ ２Ｅ×

Ｍ／Ｃ 2Ａ×

Ｍ／Ｃ ３Ａ×

Ｍ／Ｃ 2Ｂ×

Ｍ／Ｃ ３Ｂ×

Ｍ／Ｃ ２SA×

Ｍ／Ｃ ３SA×

Ｍ／Ｃ ２SB×

Ｍ／Ｃ ３SB×

Ｍ／Ｃ 4Ｃ×

Ｍ／Ｃ 5Ｃ×

Ｍ／Ｃ 5Ｄ×

Ｍ／Ｃ 4Ｄ×

Ｍ／Ｃ 4Ｅ×

Ｍ／Ｃ 4Ａ×

Ｍ／Ｃ 4Ｂ×

Ｍ／Ｃ 5Ａ

Ｍ／Ｃ 5Ｂ

×

×

４号機

電源盤

使用
電源盤
可否

使用
電源盤
可否

使用
可否

ＤＧ１Ａ

×

ＤＧ２Ａ

×（※2） ＤＧ３Ａ

×（※2） ＤＧ４Ａ

×（※2）

ＤＧ６Ｂ（空冷）

○

ＤＧ1Ｂ

×

ＤＧ２B

×（※2） ＤＧ３Ｂ

○

ＤＧ４Ｂ

ＨＰＣＳ ＤＧ

×（※2）

ＤＧ1H

×

ＤＧ2H

×（※2） ＤＧ3H

○

ＤＧ4H

○

Ｍ／Ｃ 6Ｃ○

Ｍ／Ｃ １Ｃ×

Ｍ／Ｃ 2Ｃ○Ｍ／Ｃ 4Ｃ○○Ｍ／Ｃ 3Ｃ×（※2）

Ｍ／Ｃ 6Ｄ○

Ｍ／Ｃ １Ｄ○Ｍ／Ｃ 2Ｄ○Ｍ／Ｃ 3Ｄ○

Ｍ／Ｃ 4Ｄ○

HPCS DG M/C○Ｍ／Ｃ １H×

Ｍ／Ｃ 2H○

Ｍ／Ｃ 3H○

Ｍ／Ｃ 4H○

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/C 5SA-1

×

M/C 1SA-1○

M/C 3SA-1○

M/C 5SA-2

×

M/C 1SA-2○

M/C 3A-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 ２C○P/C ３C×

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 ２D○P/C ３D×

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 ３Ａ×

P/C 4Ａ○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 ３Ｂ×

P/C 4Ｂ○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 ３ＳＡ×

P/C 5SＡ×

P/C 5SＡ-1

×

P/C 1SA○P/C 3SA○P/C ３ＳＢ×

P/C 5SB×

P/C 1SB○

P/C 3SB○

P/C 1B×

P/C 1S×

P/C ２Ｅ×

P/C ２Ａ○P/C ２Ａ-１

×

P/C ２Ｂ○P/C ２ＳＢＡ CCS A海
水 Ｂ CCS B
系

×

３号機

使用
電源盤
可否

×

×

ＤＣ１２５Ｖ主Ｍ／Ｃ ３Ｃ×

P/C 1A

１ 母線盤1Ａ
直 ２ ＤＣ１２５Ｖ主流 ５ 母線盤1Ｂ
電 Ｖ
源 Ｄ
Ｃ

×

ＤＧ６Ａ

２号機

×
×

×

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤2Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主母線盤2Ｂ

××

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤3Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主母線盤3Ｂ○○

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤４Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主母線盤４Ｂ

××

ＤＣ１２５Ｖ 主
母線盤 ５Ａ
ＤＣ１２５Ｖ 主
母線盤 ５B○○

ＤＣ１２５Ｖ DISTCENTER 6Ａ
ＤＣ１２５Ｖ DISTCENTER 6B○○

P/C 1B-1○

P/C 2B-1○

P/C 3B-1○

P/C 4B-1○

P/C 1B-2○

P/C 2B-2○

P/C 3B-2○

P/C 4B-2○

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主母線盤Ｂ○○

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主母線盤Ｂ○○

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主母線盤Ｂ○○

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主
母線盤Ｂ

○
○

×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ×

ＲＨＲＳ Ａ××

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ×

ＲＨＲＳ Ｂ○ＲＨＲＳ Ｂ

×（凡例）○：健全 ×：機能喪失*1 電源盤水没により機能喪失*2 冷却系（海水）喪失による機能喪失

82

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福島第二１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3/11 14:46

その意味合い

津波襲来により非常系機器の喪失

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４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。

● 14：48 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１系統停止、残り１系統より外部電源確保● 15：00 原子炉未臨界確認
15:22
津波の襲来
（津波Ｍ9.1 観測史上４番目）（浸水高さ １２～１４．５ｍ）

・

原子炉圧力・
水位調整、減圧操作よる格納容器圧力上昇と冷却操作開始

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● 17：35 「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

非常系機器・
電源の復旧により原子炉の冷温停止へ

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
4:56 原子炉急速減圧完了
4:58 RCIC手動停止
6:20 可燃性ガス濃度制御系(FCS)ラインを利用したMUWCによる圧力抑制プール(S/C)冷却7:10 MUWCによるD/Wスプレイ実施 (以降、適宜実施）
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
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１００℃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３１０ｋＰａ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射性廃棄物処理
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 83
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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福島第二２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

地震の発生(震度６強)（Ｍ9.0 観測史上４番目）

津波襲来により非常系機器の喪失● 14：48 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１系統停止、残り１系統より外部電源確保● 15：01 原子炉未臨界確認
15:22
津波の襲来
（津波Ｍ9.1 観測史上４番目）（浸水高さ １２～１４．５ｍ）

原子炉圧力・
水位調整、減圧操作よる格納容器圧力上昇と冷却操作開始

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● 18：50 「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

非常系機器・
電源の復旧により原子炉の冷温停止へ

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１００℃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３１０ｋＰａ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射性廃棄物処理建屋の電源や３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

84
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福島第二３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

地震の発生(震度６強)（Ｍ9.0 観測史上４番目）

津波襲来によりＡ系非常用機器の喪失● 14：48 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１系統停止、残り１系統より外部電源確保● 15：05 原子炉未臨界確認
15:22
津波の襲来
（津波Ｍ9.1 観測史上４番目）（浸水高さ １２～１４．５ｍ）

原子炉圧力・
水位調整、減圧操作よる格納容器圧力上昇と冷却操作開始
Ｂ系非常用機器により原子
炉の冷温停止へ

3/12

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）

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

85
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福島第二４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４番目）

津波襲来により非常系機器の喪失● 14：48 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１系統停止、残り１系統より外部電源確保● 15：05 原子炉未臨界確認
15:22
津波の襲来
（津波Ｍ9.1 観測史上４番目）（浸水高さ １２～１４．５ｍ）

原子炉圧力・
水位調整、減圧操作よる格納容器圧力上昇と冷却操作開始

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● 19：02 「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
3/12

非常系機器・
電源の復旧により原子炉の冷温停止へ

3/14

3/15

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
7:23 FCS冷却系(MUWP)によるS/C冷却実施
7:35 MUWCによるS/Cスプレイ実施
11:17 原子炉注水をMUWCからHPCSに切替
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

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。

・

●
・

・

●
・

・
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３１０ｋＰａ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。

86
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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

87
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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、東海第二の順● 震度に関しては、いずれの原発も震度６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６０７ガルで最大。次いで福島第一（５５０ガル）。
東海第二が最も小さい（２２５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、４月７日の余震でも一部上回っている88
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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

・ １号機： 純水タンクのフランジ部からの純水漏洩・ ２号機： 電気ボイラー非放射能性蒸気漏れ・ ５号機： 至近のパトロール範囲において、目視点検ベースで損傷無し
・ ６号機： 同上

・ アクセス道路は異常なし

福島第二・ スロッシング等による水漏れ４件（１号機２件、２号機２件）
・ ３号機： サージタンクのオーバーフロー漏洩（原子炉建屋内）１件
・ ４号機： タービン建屋内での漏洩・ 変圧器からの油漏洩１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１件
・ ４号機： 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・ １号機： 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４件）
・ その他、主要設備への軽微な被害： ５５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５６５
件： 使用済燃料プールへの異物落下や放射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３本あるが、ボトルネックとなる１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
・ ４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、１２５V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

89
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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６号機の１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１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１～４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（爆発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90
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６６ｋＶ１系統： 停止● 牡鹿幹線275ｋＶ１系統（２回線）： 全停止● 松島幹線２７５ｋＶ１系統（２回線）： １号が停止。２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： １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）● ３月１２日に同変圧器が復旧。外部常用電源（２７５ｋＶ１）への切替え実施し、通常の電源
系統に復帰

91
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女川１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）

原子炉の停止発生した事象3/11 14:46

地震の発生(震度６弱)（Ｍ9.0 観測史上４番目）

地震により電源盤火災発生・
外部電源喪失起動
非常用 DG● 14：46 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）● 14：57 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）● 15：05 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

●

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４番目）（津波高さ １３ｍ）

・冷却用海水系ポンプには異常なし

原子炉減圧
非常用低圧系ポンプによる原子炉冷温状態への移行

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)）
19：30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）
3/12

その意味合い

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。

92
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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

その意味合い原子炉の停止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１００℃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４番目）

津波の影響で冷却用
海水系ポンプが 系
統停止、 DG 台停止
2

2

１系統の海水系ポンにより原子炉プ・ DGの冷温停止を維持

3/12● 14：46 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）
15:29

津波の襲来
（津波Ｍ9.1 観測史上４番目）（津波高さ １３ｍ）

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）
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。

・93
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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

地震の発生(震度６弱)（Ｍ9.0 観測史上４番目）

その意味合い津波によりタービン系でのポンプによ冷却不能、 RCIC
る冷却開始

●

地震により原子炉自動停止● 14：46 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● 14：57 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。

津波の襲来
15:29

（津波Ｍ9.1 観測史上４番目）（津波高さ １３ｍ）

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。

原子炉減圧操作による冷温停止状態への移行

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)）
16：57 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

94
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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● ３月１３日： 外部予備電源１５４ｋＶ１系統１回
線が復旧● ３月１８日： 外部常用電源（２７５ｋＶ１系統１回線）への切替えがなされ、通常の電源系統に復帰

95
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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
原子炉の停止

3/11 14:46

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
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１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１ｍ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４．９１ｍから６．１１m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２ｍ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３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。

● 14：48 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

津波による非常用電源
１系統喪失
原子炉減圧操作による冷温停止状態への移行

地震の発生（Ｍ9.0 観測史上４番目。震度６弱）● 15：10 原子炉未臨界確認
15：32頃
津波の襲来

・（津波Ｍ9.1 観測史上４番目）（津波高さ ３ｍ）

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● 19：01 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
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
3/13● 19：37 予備の外部電源復旧 → 非常用母線2C受電復旧

3/14

3:50 RHRポンプA起動 → 圧力抑制プール冷却運転開始
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【炉水温度：１１７℃】

3/15

常用外部
電源の復旧

3/17

0：40
原子炉が冷温停止状態に移行● 0：40
原子炉が冷温停止状態に移行【炉水温度：９９．８℃ 原子炉圧力：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。

● 15：47 常用の外部電源復旧 → 予備から常用への電源切替

96
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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
○(無負荷待機）
ＤＧ３Ａ
○(待機）
ＤＧ２Ａ
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／Ｃ６－3Ｄ
Ｍ／Ｃ６－2Ｄ○○○
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○

97

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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海水系の貯留水でび津波により補機冷却
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。
た。
炉で発生した熱を海に放出できなかった。

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。
98
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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
１号機
マーク２
(BWR-5)

福島第二
2号機
マーク２改良型(BWR-5)

福島第二
3号機
マーク２改良型(BWR-5)

福島第二
4号機
マーク２改良型(BWR-5)

女川
１号機
マーク1
(BWR-4)女川
2号機
マーク１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１改良型(BWR-5)

東海第二
2号機
マーク２
(BWR-5)

稼働中

稼働中○（1/5回線）○（２系統）○（1/3台）○（1/3系統）○（1/5回線）○（２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）○（２系統）○（1/4回線）○（２系統）

××

×
×○（1/4回線）○（２系統）○（2/3台）○（2/３系統）○（1/4回線）○（２系統）○（1/3台）○（１／３系統）○（1/5回線）○（２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：15:22)

津波襲来 (第一波：15:22)

津波襲来 (第一波：15:22)

津波襲来 (第一波：15:22)

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：15:32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 20：29)

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)

99

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100
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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
１号機

福島第一
２号機

外部交流
電源

非常用
発電機

直流電源

福島第一
３号機

福島第二
１～４号機

女川
１～３号機

東海第二

×

△

△

×

全６回線が地震で喪失

１／４回線のみ
健全

１／５回線のみ
健全

全２回線が
地震で喪失

○
・ １、３号機は全て健全
・ ２号機は１／３台が健全○
・ ２／３台が健全

○
６／６機が
健全

○
２／２機が
健全

△

△

津波によって全て喪失

１／５台のみ健全・ １、２号機は全滅
・ ３号機は２／３台、4号機が１／３台
健全

○
４／４機が
健全

○
８／８機が
健全

○
海水系ポンプの復旧に使用

○一部電源車を使用

○
２／２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
５・６号機

×

×

電源車

福島第一
４号機

２号機： 唯一あった電源車の接続を試みたが、１号機爆発で損壊し、接続できず
１，３，４号機： 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１系統の外部電源が生きていた○
３月１３日１９：３７に１５４ｋＶ系予備が復旧

101
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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
１号機

HPCI/
HPCS

第一
２号機

第一
３号機

第一
４号機

福島第一１号機 冷却系喪失の全体像

第一
５・６号機

×

×

－

機能喪失

直流電源
枯渇後

冷温停止中

福島
第二

高圧冷却系

×

×

×２号機

電源被水等
で機能喪失

○1.3号

（２号機は３日後）

○

－

直流電源
枯渇後

動作後、機能喪失

DD消火ポンプ

復水移送ポンプ

消防車より

○

ろ過水
タンク

海

機

○

復水貯蔵
タンク

代替注水

格納容器
圧力容器

主蒸気逃し安全弁(SRV)

（確認要）

冷温停止中

駆動エアー
D/Wベント
電磁弁

×

×５号機

電源喪失による

○６号機

SLC系

東
海
第
二

×１・２号機○３・４号機

IC/
RCIC

女川

○

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

AO

○
（確認要）

格納容器ベ
ント

駆動エアー

手動ハンドル××５号機

電源喪失による

○６号機

CRD系
低圧冷却系

×

FP

ＦＰポンプ不作動

×

×５号機

電源喪失

○６号機

○

○

圧力抑制室(S/C)

電磁弁
MO
(AC)

排気筒

（確認要）

AO

ラプチャーディスク

○△

S/Cベント

（確認要）
放水口へ

低圧冷却系
海水ポンプ

CCSW/RS
W/RHRS等

炉心損傷の開
始（解析）

○

×

MUWC/
MUWP

電源融通

電源・モータ浸水

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）

ＲＨＲ系一部
機能維持、
その後復旧

停止中
４号機は水素爆発

○

取水口より
海

（確認要）

△

×

3/11
18:46

○

△
３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（３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
102
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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： 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
１号機

福島第一
２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）
低圧冷却系（MUWC/MU
WP等）
低圧冷却系
海水ポンプ
（CCSW/RSW

福島第一
３号機

福島第一
４号機

福島第一
５・６号機

福島第二
１～４号機

女川
１～３号機

東海第二

×

△

△

×

全６回線が地震で喪失

１／４回線のみ
健全

１／５回線のみ
健全

全２回線が
地震で喪失

×

△

△

津波によって全て喪失

１／５台のみ健全（融通）

・ １、２号機は全滅
・ ３号機は２／３台が健
全・ ４号機は１／３台が
健全

○
４／４機が
健全

○
８／８機が
健全

○
２／２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

○
２／２機が
健全

○
電源融通

女川２号機以外
○

○
（確認要）

△

津波による海水系電源・モータの浸水

３号機以外全滅（電源・モータ水没）

炉心損傷／水素爆発（または損傷）

○
６／６機が
健全

△

×

/RHRS等）○
２／３台が健全○××○・ １、３号機は全て健全・ ２号機は１／３台が
健全

○
一部浸水

○
一部浸水

103

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
１号機
マーク1
(BWR-3)

福島第一
２号機
マーク1
(BWR-4)

福島第一
３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

○（２系統）

福島第一
５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２
(BWR-5)停止中（定期検査。燃料装荷）

福島第二
１号機
マーク２
(BWR-5)
稼働中

稼働中

稼働中

稼働中

稼働中

×

×

○（２系統）○（２系統）○（１/3台）○（1/4回線）○（２系統）○（1/4回線）○（２系統）

×

×
×

×
×

○（1/4回線）○（２系統）○（2/3台）○（2/３系統）○（1/4回線）○（２系統）○（1/3台）○（１／３系統）○（1/5回線）○（２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２改良型(BWR-5)

福島第二
3号機
マーク２改良型(BWR-5)

福島第二
4号機
マーク２改良型(BWR-5)

女川
１号機
マーク1
(BWR-4)女川
2号機
マーク１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１改良型(BWR-5)

東海第二
2号機
マーク２
(BWR-5)

稼働中

稼働中○（1/5回線）○（２系統）○（1/3台）○（1/3系統）○（1/5回線）○（２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：15:22)

津波襲来 (第一波：15:22)

津波襲来 (第一波：15:22)

津波襲来 (第一波：15:22)

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：15:27／第二波:15:35）)(第一波：15:27／第二波:15:35）)(第一波：15:27／第二波:15:35）)(第一波：15:27／第二波:15:35）)(第一波：15:27／第二波:15:35）)(第一波：15:27／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：15:32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 20：29)

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)

６号機ＤＧから電源供給開始（直流充電 8:13）

５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)６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（３ヶ所 13:30）

屋上の孔開け（３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

104
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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
第一１号機

第一２号機

浸水の高さ

第一４号機

第一５・６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(1～４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

第一３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

タービン建
屋Ｂ１Ｆ
O.P.4.9m

同左
O.P.1.9m

同左
O.P.6.5m

同左
O.P.1.9m

同左（５，６号）
O.P.9.5m

制御建屋２Ｆ（１，2号）

制御建屋１Ｆ（3,4号）
O.P.１8m（1/2号A/B）
O.P.12.2ｍ(3/4号A/B）

非常用発電機の喪失？

直流電源の喪
失？
特記事項

×

×

×

×

浸水により喪失

A系：浸水により
B系：電源盤浸水により喪失

浸水により喪失

A系：浸水により
B系：電源盤浸水に
より喪失

○

×

×
浸水により機能喪失
・O.P：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１Ｆ（１号）
制御建屋Ｂ１Ｆ（2号）
アウターB1F（３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：１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台使用可アウターＢ１
Ｆ
H.P.9.1m(バッテリー設置箇
所）

○
2台使用可

○
使用可能
・O.P：女川の基準面
・地震による地殻変動-１ｍ考慮・H.P：日立港工事基準面

105

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福島第一の教訓…海水系冷却機能…

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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 ＤＧ１ＡＤ
常 ＤＧ1Ｂ
Ｇ
用

福島第一
3号機
４号機

2号機

５号機

６号機

１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

× ＤＧ２Ａ× ＤＧ３Ａ× ＤＧ４Ａ× ＤＧ５Ａ（※２）× ＤＧ６Ａ×（※2）× ＤＧ２Ｂ（空冷） ×（※１） ＤＧ３Ｂ

× ＤＧ４Ｂ（空冷） ×（※１） ＤＧ５Ｂ（※２）

福島第二
２号機
３号機

４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

ＤＧ１Ａ

× ＤＧ２Ａ

×（※2） ＤＧ３Ａ

×（※2） ＤＧ４Ａ

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） ＤＧ１Ａ

○ ＤＧ２Ａ○(無負荷待 ＤＧ３Ａ○(待機） ＤＧ２C (※2)×海水ポンプ○ ＤＧ２Ｂ (※2)×海水系ポン ＤＧ３Ｂ○(待機） ＤＧ２D○

ＤＧ２Ｈ (※2)×海水系ポン ＤＧ３Ｈ○(待機） ＤＧ２Ｈ

○

○

ＤＧ1Ｂ

× ＤＧ２B×（※2） ＤＧ３Ｂ

○ ＤＧ４Ｂ×（※2） ＤＧ1Ｂ

ＨＰＣＳ ＤＧ ×（※2）

ＤＧ1H

× ＤＧ2H

×（※2） ＤＧ3H

○ ＤＧ4H○× ＤＧ６Ｂ（空冷）東北電力 女川
2号機（凡例）○：健全 ×：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 １０台）
1号機A・B、 ２号機A、 ３号機A・B、 ４号機A、 ５号機A・B、 ６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 （３台）
2号機B、４号機B、６号機B
冷却水ポンプ
Ｄ／Ｇ

熱交換器

６号機の１台
のみ健全

外気

福島第二

－ 発電機（または電源盤）の水没： ９件 （ピンク）－ 冷却機能（モータ・ポンプ等）の機能喪失： １５件 （オレンジ）● 前項の傾向は、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－ 第一５・６号機： ４／４が海側の冷却機能喪失－ 福島第二： 同、６／９● 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（１２台）
１～４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１２台中、３台のみ健全－ 福島第一で唯一生き残った６号機の１台は、空冷式で海側に冷却装置がなかった106
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福島第一の教訓…非常用電源の冷却水…

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水冷非常用発電装置の水が確保できなかった

第一
１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
２号機

第一
３号機

第一
４号機

第一５・６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、３・４号機の3台が使用可能

１，３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： 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

107
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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

第一１号
機

第一
２号機

第一
３号機

第一４
号機

第一
５・６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、放射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）○：ベント成功－：ベント未実施

×：ベント失敗

手動開放に成功0.549MPabsで破壊（25%開）

AO
83

AO
1

IA

放射線量高の為、電磁弁
手動開放を断念

AO
90

閉

閉

D/W最高使用圧力
0.528MPabs

ベント実施圧力0.954MPabs

閉
RPV

D/W

IA
ボンベ

● 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

排気筒

ラプチャーディスク

ボンベ● 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、上昇する放射線量、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

AO
72

AO
213

閉

108

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 ＤＧ１ＡＤ
常 ＤＧ1Ｂ
Ｇ
用

2号機

3号機

福島第一
４号機

５号機

６号機

１号機

２号機

福島第二
３号機

４号機

東北電力 女川
2号機

1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

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

電源盤

使用
電源盤
可否

×

×

×

×

×

×（※2）

ＤＧ１Ａ

×

×（※2） ＤＧ３Ａ

×（※2） ＤＧ４Ａ

×（※2）

DG A

○

×

ＤＧ２Ａ

ＤＧ３Ａ

ＤＧ２Ｂ（空冷） ×（※１） ＤＧ３Ｂ

×

ＤＧ４Ａ

ＤＧ５Ａ（※２）

ＤＧ４Ｂ（空冷） ×（※１） ＤＧ５Ｂ（※２）

×

ＤＧ６Ａ

ＤＧ２Ａ

ＤＧ６Ｂ（空冷）

○

ＤＧ1Ｂ

×

ＤＧ２B

×（※2） ＤＧ３Ｂ

○

ＤＧ４Ｂ

×（※2）

ＨＰＣＳ ＤＧ

×（※2）

ＤＧ1H

×

ＤＧ2H

×（※2） ＤＧ3H

○

ＤＧ4H

○

DG B

○

東海第二
3号機

使用
電源盤
可否

使用
可否

電源盤

使用
可否

DG A

○(無負荷待 DG A
機）

○(待機）

ＤＧ２C (※2)×海水ポンプ

DG B (※2)×海水系ポン DG B
プ停止

○(待機）

ＤＧ２D

HPCS D/G

○(待機）

ＤＧ２Ｈ

○

Ｍ／Ｃ６－3Ｃ○

Ｍ／Ｃ－2Ｃ×

HPCS D/G (※ ×海水系ポン

2)

プ停止

Ｍ／Ｃ６－2Ｃ○停止(DGS)○

非 Ｍ／Ｃ １Ｃ
常 Ｍ／Ｃ １Ｄ
用×

Ｍ／Ｃ 2Ｃ×

Ｍ／Ｃ ３Ｃ×

Ｍ／Ｃ 4Ｃ×

Ｍ／Ｃ 5Ｃ×

Ｍ／Ｃ 6Ｃ○

Ｍ／Ｃ １Ｃ×

Ｍ／Ｃ 2Ｃ○Ｍ／Ｃ 3Ｃ○Ｍ／Ｃ 4Ｃ○

Ｍ／Ｃ６－１Ｃ○×

Ｍ／Ｃ 2Ｄ×

Ｍ／Ｃ 3Ｄ×

Ｍ／Ｃ 4Ｄ×

Ｍ／Ｃ 5Ｄ×

Ｍ／Ｃ 6Ｄ○

Ｍ／Ｃ １Ｄ○Ｍ／Ｃ 2Ｄ○Ｍ／Ｃ 3Ｄ○

Ｍ／Ｃ 4Ｄ○

Ｍ／Ｃ６－１Ｄ○

Ｍ／Ｃ６－2Ｄ○

Ｍ／Ｃ６－3Ｄ○

Ｍ／Ｃ－2Ｄ○Ｍ／Ｃ ２Ｅ×

Ｍ／Ｃ 4Ｅ×

HPCS DG M/C○Ｍ／Ｃ １H×

Ｍ／Ｃ 2H○

Ｍ／Ｃ 3H○

Ｍ／Ｃ 4H○

Ｍ／Ｃ６－2H○

Ｍ／Ｃ６－3H○

Ｍ／Ｃ－HPCS○

Ｍ／Ｃ １Ａ×

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／Ｃ６－１Ａ ×地震による
Ｍ／Ｃ６－2Ａ
焼損○

Ｍ／Ｃ６－3Ａ○

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／Ｃ６－１Ｂ

×

Ｍ／Ｃ６－2Ｂ○

Ｍ／Ｃ６－3Ｂ○

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／Ｃ６－１Ｓ×

Ｍ／Ｃ６－２SA-1○

Ｍ／Ｃ６－3SA-1○

M/C 6B-2

×

M/C 2B-2○

M/C 4B-2○

Ｍ／Ｃ６－1Ｅ

×Ｍ／
Ｍ／Ｃ １ＢＣ 常
用Ｍ／Ｃ １Ｓ

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

Ｍ／Ｃ 2Ｂ

海 Ａ CCS A
水 Ｂ CCS B
系

Ｍ／Ｃ ３Ｂ××

Ｍ／Ｃ 4Ｂ×

Ｍ／Ｃ 5Ａ×

Ｍ／Ｃ 5Ｂ×

M/C 1B-2○

M/C 3B-2○

Ｍ／Ｃ６－２SB-1○

Ｍ／Ｃ６－3SB-1○

Ｍ／Ｃ－2Ｂ-1

×

M/C 5SA-1

×

M/C 1SA-1○

M/C 3SA-1○

Ｍ／Ｃ６－2SA-2○

Ｍ／Ｃ６－3SA-2○

Ｍ／Ｃ－2Ｂ-2

×

M/C 5SA-2

×

M/C 1SA-2○

M/C 3SA-2○

Ｍ／Ｃ６－2SB-2○

Ｍ／Ｃ６－3SB-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○

Ｍ／Ｃ ２SA×

Ｍ／Ｃ ３SA×

Ｍ／Ｃ ２SB×

Ｍ／Ｃ ３SB××

P/C ２C○P/C ３C×

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 ２D○P/C ３D×

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 ２Ｅ×

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 ２Ａ○P/C 6Ａ-1

×

P/C 1D-2

×

P/C 2D-2

×

P/C 3D-2○

P/C 4D-2

×

×

×
×

P/C ２Ａ-１

×

P/C ２Ｂ○×
P/C ２ＳＢ

１ ＤＣ１２５Ｖ主母線盤1Ａ
直 ２ ＤＣ１２５Ｖ主流 ５ 母線盤1Ｂ
電 Ｖ
源 Ｄ
Ｃ

×

Ｍ／Ｃ ３Ａ××

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤2Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主
母線盤2Ｂ

×

×
×

P/C ３Ａ×

P/C 4Ａ○P/C 5ＡP/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 ３Ｂ×

P/C 4Ｂ○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 6B-2

×

P/C ３ＳＡ×

P/C ３ＳＢ

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤3Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主
母線盤3Ｂ

×

○
○

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤４Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主
母線盤４Ｂ

×
×

×

P/C 4-1A×

P/C 4-2A○

P/C 4-3D-2○

P/C 2B×○

P/C 4-1B×

P/C 4-2B○

P/C 4-3A-1○

P/C 2S×○

P/C 4-1S×

P/C 4-2SA○P/C 4-3A-2○

P/C 4-2SB○P/C 5B-1○

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 3SAP/C 5SB×

P/C 1SB○

P/C 3SB

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤5Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主母線盤5Ｂ○

ＤＣ１２５Ｖ DIST○

ＤＣ１２５Ｖ DISTCENTER 6Ａ
CENTER 6B○○

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主母線盤Ｂ○○

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主母線盤Ｂ○○

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主母線盤Ｂ

P/C 4-3B-1○

P/C 4-3B-2○○

P/C 4-3SA-1○○

P/C 4-3SB-1○

P/C 4-3SA-2○

P/C 4-3SB-2○○○

ＤＣ１２５Ｖ主母線盤Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主
母線盤Ｂ○○

１２５Ｖ直流主
母線盤1Ａ
１２５Ｖ直流主
母線盤1Ｂ○○

１２５Ｖ直流主母
線盤2Ａ
１２５Ｖ直流主母
線盤2Ｂ

○
○

○
○

ＤＣ１２５Ｖ主母
線盤2Ａ
ＤＣ１２５Ｖ主母
線盤2Ｂ

○
○

×

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６回線が地震で喪失○
３／４回線が地震で喪失 （富岡線１Ｌ ５００ｋＶのみ受電継続）

許可なき複製・無断転用を禁じます。 Copyright Team H2O Project all rights reserved（凡例）○：健全 ×：機能喪失*1 電源盤水没により機能喪失*2 冷却系（海水）喪失による機能喪失○

１２５Ｖ直流主母
線盤3Ａ
１２５Ｖ直流主母
線盤3Ｂ

Ｗ浸水

水

○
４／５回線が地震で喪失 （松島幹線１Ｌ 275ｋＶのみ健全）

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

×
全２回線が地震で喪失
109

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）－ １１日２２時頃： 第一陣1台が到着－ １２日１：２０頃： ４台が到着（累計５台）－ １２日３：００頃： ７台が到着(累計12台）● 同（低圧電源車）－ １１日２３：３０頃： 自衛隊によって２台到着－ １２日 ７：００頃： 更に３台到着

接続の難航● ３月１２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少なかった事、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● 福島第一２号機は、１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
110
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福島第一の教訓…設計思想…水素発生…

プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

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９００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（ジルコニウム）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、１・２・３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： 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 １号機＜解析結果＞（水位は燃料域未満）（地震発生からの時刻）
約３時間
炉心の露出開始
・３月１１日17:46

２号機（水位計が正の場合）

２号機（水位は燃料域以下）

３号機（水位計が正の場合）

３号機（水位は燃料域以下）

約７５時間
・３月１４日17:46

約７５時間
・３月１４日17:46

約４０時間
・３月１３日06:46

約４０時間
・３月１３日06:46

炉心の損傷開始

約４時間
・３月１１日18:46

約７７時間
・３月１４日19:46

約７７時間
・３月１４日19:46

約４２時間
・３月１３日08:46

約４２時間
・３月１３日08:46

圧力容器の破損

約１５時間
・３月１２日05:46

発生に至らず

約１０９時間・３月１６日03:46

発生に至らず約６６時間
・３月１４日08:46

注） 出典 平成23年５月２３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： ２０１１年５月１６日
・
手法： 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： 事故解析コード（MAAP＝Modular Accident Analysis Program）

111
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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 １号機（東側）福島第一 ３号機（東側）福島第一 ４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（１・３号機）： 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（４号機）： ３号機で発生した水素が、３・４号機で共有している非常用ガス処理系配管を通じて、４号機に逆流したと推定される● 漏洩経路①（１・３号機）： 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
-17

BF3

AOC
187

GD

BF3
-9

-8

AO
205

原子炉格納容器

AO

BF3

AO

×

＜水素の格納様気からの漏洩経路（推定） ＞

AO

AO

１Ｆ

OP.14688

A
O

AO

ＳＧＴＳ

206

損傷の可能性が考えられる箇所
の例

ＭO
２7１

112
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水素爆発…概観…

プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

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
福島第一１号機

２号機

３号機

４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● ４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１８時46分頃※１）● 地震後77時間（3月14日 19時46分頃※１）● 地震後42時間（3月13日 8時46分頃※１）● 地震後42時間（3月13日 8時46分頃※１）

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）

・ １号機と同じ● ５階部分（※２）● 地階部分と推定(写真記録なし）● ５・4階もしくは3階部分（※２）● ５階、4階部分（※２）● 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４％～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２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。

● １号機と同じ● １号機と同じ

113※１： 解析による燃料損傷開始時間※２： 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 １号機（水位は燃料域未満）

２号機（水位計が正の場合）

２号機（水位は燃料域以下）

３号機（水位計が正の場合）

３号機（水位は燃料域以下）

約３時間
・３月１１日17:46

約７５時間
・３月１４日17:46

約７５時間
・３月１４日17:46

約４０時間
・３月１３日06:46

約４０時間
・３月１３日06:46

炉心の損傷開始

約４時間
・３月１１日18:46

約７７時間
・３月１４日19:46

約７７時間
・３月１４日19:46

約４２時間
・３月１３日08:46

約４２時間
・３月１３日08:46

圧力容器の破損

約１５時間
・３月１２日05:46

発生に至らず

約１０９時間・３月１６日03:46

発生に至らず約６６時間
・３月１４日08:46

約１８時間
・３月１２日08:46
・D/Wに直径約３cm

約２１時間
・３月１２日11：46
・D/Wに直径約１０cm

同左

資料に記載なし

同左

約５０時間
・３月１３日16:46
・D/Wに直径約７cm

約８７時間２８分
・３月１５日06:14
爆発時
・S/Cに直径約１０cm

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

・3月14日23:00
SR弁１弁閉を仮定

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５月２３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： ２０１１年５月１６日
・
手法： 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： 事故解析コード（MAAP＝Modular Accident Analysis Program）● 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
114
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水素爆発…１号機の爆発の状況

プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

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
第一１号機の爆発後

東壁

西壁

南壁

北壁

115
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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

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
第一３号機の爆発後

東壁

西壁

南壁

北壁

116
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水素爆発…４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
第一３号機の爆発後

東壁

西壁

南壁

北壁

117
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水素爆発…水素漏洩のシナリオ…１・３号機

プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

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。

118
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水素爆発…水素漏洩のシナリオ…１・３号機

プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

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

AO

BF3

AO

-17

BF3

AOC
187

GD

BF3
-9

-8

ＳＧＴＳ

ＭO
２7１

119
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水素爆発…水素漏洩のシナリオ…４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

120
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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

121

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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？

122
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教訓と対策－ 教訓 －

123
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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。

124
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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１４年度評価時の津波高さ（福島第一＝５．７ｍ、第二＝５．２ｍ）
よりも高い津波（１F:13m、２F: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、７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１４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…

プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

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、１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
傷は少なかったが、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。災害発生時の手順の定義。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…

プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

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、１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（福島第一１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、福島第一１～６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、６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、６号機のDG設置場所が、１－４号機よりも高い６号機北側（標高（ＯＰ）１３ｍ）であったことから、津波による浸水高さが０～１ｍであった。また、６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

127

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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（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。復旧手順書上も数日間の対応を想定した手順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一３号機は、負荷の切り離し
により１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•

福島第一６号機の非常用DGが使用できたことから、同５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・６号機は冷温停止することが出来た。しかし、第一５，６号機
から１～４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・手順の定義、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順への見直し
・ 代替交流電源の確保
・ 代替直流電源の確保
・ 速やかな設置手順の策定

・ 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…

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)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： ３月１１日には、福島第一，東海第二，東通にて外部電源が喪失。また４月７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、１ヶ月に２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： 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・手順なし•

直流電源： 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。

・
・
・
・

•

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

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

・ 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
・ 具体的手順の整備と訓練強化

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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)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： 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・劣悪環境下での •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。劣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１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）
・ 前項の利用手順の策定と訓練・ 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…

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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•

福島第一６号機では、空冷式の非常用DGが浸水を免れた為、５・６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、５・６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１～６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
失福島第一１～３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

131
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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、福島第一１～３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…

プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

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）

１Ｆ１号機： パラメータの把握： 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。

１Ｆ１号機： 高圧系ＩＣによる注水・減圧： 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「水位減少、高温化、高圧化のままで空焚き」状態となり、津波から約３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）

１Ｆ１号機： 高圧系ＨＰＣＩによる注水・減圧： 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

１Ｆ１号機： パラメータ把握不能、高圧系不能によるＡＭの機能不全： 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。

•

１Ｆ２号機： ＲＣＩＣの効能： １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、１１日の津波発生から１５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３－４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順･訓練整備が重要

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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•

１Ｆ２号機： 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（１２日）： 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、３月１２日の１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）•

１Ｆ２号機： 同上（１４日）： 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、３月１４日の３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。

•

１Ｆ２号機： 余震の影響： 前２項と並行した、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•

１Ｆ２号機： ＡＭの機能不備： 以上の様な事象が作用した結果、２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•

１Ｆ３号機： 直流電源の重要性とRCICの効果： 地震・津波後も直流電源（DC１２５V主母
線盤 ３A、３B）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3５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）•

１F３号機： HPCIの効果： バッテリー容量の枯渇によって１２日１１：３６にRCICが停止後、
同日１２：３５に高圧系HPCIが起動した。その後、一時は炉圧が７．５３MPaから０．５８MPaまで降下したものの、電源枯渇によって１３日２：４２にHPCIが停止し、炉圧が約７．４MPa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・ 劣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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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）

１F3号機： AMの不備(直流電源の予備確保。または予備電源の確保)： １F３号機は、
同１－４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８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？）•

１F３号機： AMの不備（多重防護）： 前項と関連し、AMの多重防護の観点からも、３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
８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１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

•

１F3号機： AMが機能せず（炉心スクラム＆交流電源の喪失）： １Fの中で、３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（８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（１３日２：４２）までの約３６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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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•

1F１号機： 直流電源喪失によるSRVの機能喪失： 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。１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、劣悪環境も相まって、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）•

１F２号機： 直流電源喪失によるSRVの機能喪失： 同上。 （＝＞ P/C（２A、２B、２C、２
D）は生きていたが、１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？

１F３号機： 予備バッテリー不足によるSRV実施の遅延： 直流電源が（３A、３B）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、１３日９：０８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＝１３日２：４２。その約６時間半後）。その後、９：２５に消防車（１F５・６号機用の１台、２Fから持ってきた１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136
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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•

２F２号機： SR弁による圧力容器の減圧の成功事例： ２F2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。

•

１F１～３号機： AMの限界（特に高圧系でのつまづきのリスク）： 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劣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－ 前項を前提とする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（前項の際に、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•

１F１号機： PCVベント実施の遅延： １２日００：０６にD/W圧が６００ｋPa 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１４：３０だった。実際に着手した０９：０４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１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•

１F2号機： ラプチャー・ディスク（RD）作動圧によるS/Cベント失敗： 最初に試みた
S/Cベントにおいては、１４日１１：０１の３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２１：００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４２７ｋPa gage（５30kPa abs)を超えていたにも関わらず、同日２３：３５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

１F２号機： D/Wベントの失敗： 前項のベント失敗後、15日００：０２頃、D/Wベント
弁の開放を試みた。ベントラインは１５日０：０２に準備完了し、その後D/W圧は７５０
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６：００～６：１０頃、Ｓ/Ｃ圧力が０ｋＰa(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。

（出来るだけ放射性物質の放出を抑えるために設計圧力の２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４％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•

１F２号機： 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：
１４日１１：０１の３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。

•

１F３号機： 暗闇、高温多湿環境によるW/Wベント準備の難航： １２日４：５０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・暗闇の劣悪環境となり作業が難航している。１３日１１－１２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•

１F３号機： ボンベ交換による作業遅延： １２日５：２３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•

１F３号機： 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： ベント成功後の１３日１１：１７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•

１F３号機： 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： ３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５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）

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教訓…冷却機能…

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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
・ 劣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•

１F１号機： 消防車による注水の難航・注水開始の遅延： １１日１７：１２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（１２日１：４８）。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１２日５：４６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（３台中１台は津波で故障、１台は５・６号機側にあり移動不可）
劣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、２－３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（１回１０００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

１２日５：４６の注水開始から１４：５３の注入完了（累計８０トン）までの間、１回１000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
・

１F１号機： 防火水槽の形状による注水の非効率化： 水源確保の為に、３号機防火水槽から１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１つしか入らない形状の為、淡水補給の度に１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•

１F１号機： ほう酸水注入系（SLC）の準備遅延： 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。１２日の１５：
３６にほう酸水注入準備が完了したが、その直後（１５：３６）に１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。

•

１F１号機： ほう酸水注入遅延： 爆発後の１２日１９：０４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２０：４５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： 対策行動の難航、遅延、その重層： 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、劣悪な環境もあ
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。

•
・ 前項を想定した日頃のAM対策行動の訓練不足

AM： 夜間・休日を想定した準備： 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。

・ 水源や注水経路を複数の目的で共有する事のリスク

水源、水経路： 複数目的で共有するリスク： 中越沖地震により柏崎刈羽原発３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１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。

••
・ 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： 一箇所で複数プラントを稼動するリスク： 福島第一１～４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、１号機を優先して対応した。２・３号機については、ＲＣＩＣによる高圧冷却が出来たことから、優先順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２・３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項のAMマニュアルへの反
映と訓練

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教訓…全体…

プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

全体からの教訓②
原因

発生事象／問題点•

第一２号機： R/D作動圧高によるベント難航？： 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、第一１号機、３号機では成功した。しかし２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•

第一１・３号機： 格納容器ベントと水素爆発の関係： 福島第一１号機及び３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： 外部電源、直流電源の喪失の長期化のリスク： 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

144
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教訓…全体…

プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

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： 水素爆発のメカニズムとベント作動圧等との関係性： 東京電
力では、格納容器のベントについては、放射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： 中央制御室の機能不全のもたらした影響： 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： １～４号機の爆発は、外部環境への放射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１３７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、放射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・ それに伴う放射性物質の漏洩

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・ 放射性物質の漏洩・放出防止策（フィルター･ベント設置等の検討）

145
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教訓と対策－ 対策 －

146
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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）

対策項目

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。
(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： 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／
放射能漏洩
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： 全てのＤＧを、全ての原子炉に共有できる多重化を計る（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）● 多少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

147
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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）

対策項目

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／
放射能漏洩
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１２５Ｖ、２４Ｖ、２５０Ｖ）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： 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

148
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対策： 制御室機能の確保
対策（発生防止）

対策項目

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

●

・

・

緊急時における放射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／
放射能漏洩
防止
災害対策マニュアル／インフラ等149
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対策： 高圧冷却系の確保対策（発生防止）

対策項目

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。少しでも、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／
放射能漏洩
防止
災害対策マニュアル／インフラ等150
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対策： ベント機能の確保
対策（発生防止）

対策項目

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
ベント機能
の確保
低圧冷却系
の確保

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。
● ２号機でラプチャーディスクが動作しなかたことに鑑み、弁開閉方式によるベントの採用検討する。
ＳＲ弁操作による減圧

最終ヒートシンク
の確保

水素爆発／
放射能漏洩
防止

対策（影響緩和）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

災害対策マニュアル／インフラ等151
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対策： 低圧冷却系の確保対策（発生防止）

対策項目

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： 消防車以外での給水手段の確保（例：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順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：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／
放射能漏洩
防止
災害対策マニュアル／インフラ等152
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対策： 最終ヒートシンクの確保
対策（発生防止）

対策項目

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／
放射能漏洩
防止
災害対策マニュアル／インフラ等153
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対策： 水素爆発／放射能漏えい防止電源の確保
対策（発生防止）

対策項目

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＋放射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： 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、１号機では放射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）●

放射能漏えい防止対策（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。

放射能漏えい防止(中長期対策として）● 水素爆発により放射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。

154
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プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

対策： 災害対策マニュアル／インフラ等
マネジメント対応

対策項目

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： 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、前項の時間内で、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。

●

電源復旧手順の見直し：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順書に整備する●

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／
放射能漏洩
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：「遠隔」で、「少人数」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）

155
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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

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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）
対策項目

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。

○

○

×

×

×

×

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

多少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）

対策項目

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。

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

×

×

○

○

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

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

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対策： 制御室機能、高圧冷却系の確保

対策項目

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

緊急時における放射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。少しでも、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

××

159
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プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

対策： 低圧冷却系の確保

対策項目

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
水源の強化：冗長性をもたせ、貯水槽、ダム、貯水池・湖・河川、海などからの確保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

160
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プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

対策： ベント機能の確保

対策項目

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)

161
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プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

対策： 低圧冷却系、最終ヒートシンクの確保

対策項目

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

162
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プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

対策： 水素爆発／放射能漏えい防止電源の確保

対策項目

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＋放射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）。

○

○

×

×

×

×

○

○

×
×

○
×

×

○

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。

××

放射能漏え 水素爆発により放射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

×

○

対策

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
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／
放射能漏え
い防止

福島第一での事故対応に際し、１号機では放射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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。
・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)

163
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プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

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

対策項目

対策

保安院ST指示文書との整合IAEA報告書
との整合

○

○

○

○

○

○

電源復旧手順の見直し：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順書に整備する○○

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、前項の時間内で、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

164
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プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

対策： 災害対策マニュアル／インフラ等 ～ インフラの強化

対策項目

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、「少人数」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)

165
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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？

166
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ＡＭ体制…課題の整理…

プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

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順の周知徹底、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、ほぼ事故対応手順（ＡＭ）通りの対応を実施した。更に、運転員は手順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、通信手段の手順・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。
３月１５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

本店側では、第一と第二の合計１０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● 複数プラント同時対応の想定不足。対応遅延● 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：ＪＶ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（３月１５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順・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167

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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168
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ＡＭ体制…現状…プラント…

プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

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１名（５・６号機担当）

ユニット所長１名（１～４号機担当）
当直長１名
当直副長１名

当直長１名
当直副長１名

１号機

３号機

２号機

４号機

当直長１名
当直副長１名
５号機

６号機

各号機ごとに・ 主任 ２名、 副主任 １名ずつ
・ 主機操作員 ２名、 補機操作員 ３～５名ずつ

現状の運転体制● 所長判断： 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手順書に定義されていない内容の決定● 当直長判断： AM手順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

169
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ＡＭ体制…地元コメント…

プロジェクト外厳秘／Extremely Confidential

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（９月１４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： 「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。
大量の放射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： 前項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

170
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）● 水素爆発と放射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： 現場（所長と当直長）が最高意思決定者である－ 地元の安全： 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● 上述の事項を担保する為のＡＭ手順書・対策等が適切に定義されている● その手順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（手順・人材・訓練）が適切である事が定期的に171
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１０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１０条第１項に基く通報先●

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・ 対象： プラント、電力本社、政府、原発の立地県・市町村等

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

・

機能： 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

172

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

現場への後方支援

行政

電力会社 本店と発電所： 安全と経営の独立

発電所

情報共有

本社または中央政府

政府
対策本部

本店
対策本部

指示・
命令

原発の立地する地元

所長（免震重要棟）

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： 「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： 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）：
・ 事故手順書（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）：・ 事故手順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

173

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

電力会社

行政

情報共有・
同意

発電所

情報共有

本社または中央政府

政府
対策本部

本店
対策本部

市町村
対策本部

今後目指すべき地元の役割

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

協議・検討・
判断

指示・
命令

原発の立地する地元

所長（免震重要棟）

地元から見た今回の状況

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

●
●
●
●

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
前各項の内容の混乱
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”● 意思決定： 安全・避難等について、地元首長は全ての情報を把握し所長と相談の上最終判断する● 研修： 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： 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● ＮＷ： その為のネットワークがある

自治体● 判断基準： 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

174
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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
情報共有・
判断・指示等
報道機関

地元
警察署

ＣＡＴＯ他の専門家チーム

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

電力会社
緊急対策本部

その他
市村

海上
保安部等

● 資格： 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
175
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・ 福島第一６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

・ 福島第一５号機等(Severe Accident)
・ 全電源・冷却機能の喪失
・ 炉心溶融、放射能漏洩リスクの急
上昇

極限的事故
(Grave Accident)

・ 福島第一１－４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

176

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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
２号機
マーク1
(BWR-4)

福島第一
３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○（２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：15:27／第二波:15:35）)(第一波：15:27／第二波:15:35）)(第一波：15:27／第二波:15:35）)(第一波：15:27／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
１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）（２号機は不明）

放射能漏洩と放射能漏洩へ至った（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：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：同、苛酷事故

177

消防車による海水
注水開始（19:54）

3月15日：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（’８６年４月２６日。レベル７）、スリーマイル島（’７９年３月２８日。レベル５）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５＝原子炉炉心や放射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７： 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６： 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５： 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＝５２０万ＴＢ、 福島第一＝３７万ＴＢ（保安院）、６３万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 ６と７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６、７の判断基準（または細分化）
178
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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（３月１２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（水素爆発と放射能漏れは）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）・・・

８：００ １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、少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
８：００ （３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射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
８：００ 「１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

・

・
・
・
・

１１：００ （３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。９時８分には注水を開始しました。
９時２５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
１１：００ 「１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。
１１：００ 「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。
１１：００ 「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。
１１：００ 「１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179
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…

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（３月１２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）・

１５：３０ ３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。
・・

１５：３０ 「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・・・。
１５：３０ 「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・

１５：３０ 「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。

・

１５：３０ 「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。
・

２０：００ （３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３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。

・

２０：００ 「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。。。
２０：００ 「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。
２０：００ 「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）
180
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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（３月１２日以降の抜粋）
３月１４日 （３号機と２号機について）・
１０：５５ 「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３号機が水素爆発★★）・・・今、メモが入ったが、

・

１１時５分、３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。
１０：５５ 「１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。。。

・

１１：４０ 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、１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。
１１：４０ 「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。

・

１２：４０ 格納容器の圧力は11時１３分に３８０キロパスカル、１１時５５分に３６０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。

・

１２：４０ 「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。
１２：４０ 「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
１２：４０ 「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
181
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（３月１２日以降の抜粋）
３月２４日（１号機について）・
１１：００ 「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）・
１６：００ 「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？

１６：００ 「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？

182
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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２７「電源喪失に対する設計上の考慮」● 送電線： 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●非常用電源設備： 津波で機能喪失し、ること。

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
183
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２４時間はオンサイトの対策にて対処できる準備を行う● ２４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２４時間以上は、オンサイトにて電源を確保す● 必ず２４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７２時間、ＩＮＰＯで２４時間と設定している● 例えば米国では、国が放射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
184
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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・教訓項目”を盛り込む
今後の教育・訓練プログラムの重要事項 （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
185
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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項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２）(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）
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２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）
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）

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