東京電力㈱福島第一原子力発電所の事故の検討と対策の提言（概要版）

平成 23 年 10 月

日本原子力技術協会
福島第一原子力発電所事故調査検討会

福島第一原子力発電所事故調査検討会

はじめに
本報告書は、平成23年3月11日に発生した東日本大震災による東京電力（株）福島
第一原子力発電所（以下「福島第一」という）の事故について、日本の電力、メーカーを含めた原子力産業界の総力を結集し、公表された事実とこれまでに蓄積された運転経験に基づく知識あるいはプラント設計により培われた知識を基に事故を分析し、今後取り組むべき対策と提言をまとめたものである。
これらの対策を実践することにより、原子力発電所のより一層の安全性が確保されるものと考える。

1. 福島第一原子力発電所および事故の概要
1.1 福島第一原子力発電所の概要
福島第一は、日本の東北（北緯37度、東経141度）にあり、東京から北方約225kmの太平洋に面している。
初号機は1971年に運転を開始しており、総電気出力は4,696MWである。各号機の主要緒元を下表に示す。
号機

電気出力
（ＭＷ）

運転開始
年月日

炉型式

格納容器型式

主契約者

1

460

1971.3.26

BWR-3

MarkⅠ

GE

2

784

1974.7.18

BWR-4

MarkⅠ

GE・東芝

3

784

1976.3.27

BWR-4

MarkⅠ

東芝

4

784

1978.10.12

BWR-4

MarkⅠ

日立

5

784

1978.4.18

BWR-4

MarkⅠ

東芝

6

1100

1979.10.24

BWR-5

MarkⅡ

GE・東芝

1.2 東北地方太平洋沖地震に伴う事故の概要
福島第一は、1～3号機が運転中、4～6号機は停止中のところ、平成23年3月11日
14時46分東北地方太平洋沖地震に見舞われ、1～3号機が「地震加速度大」信号により自動停止した。
原子炉停止に伴い発電機が停止し、さらに地震により外部電源系設備の機能も喪失した。しかし、各号機の交流電源は、非常用ディーゼル発電機（以下「非常用DG」）により供給された。
その後に襲来した大津波により、6号機の空冷式1台を除くすべての非常用DGが停止し、1～5号機は全ての交流電源を喪失した。
さらに、直流電源も1～2号機及び4号機は浸水により機能を喪失し、3号機はバッ
テリーの消耗により機能を喪失した結果、1～4号機はすべての電源を喪失した。
交流電源喪失により原子炉および使用済燃料プールの既設の冷却機能が喪失し、仮設電源および代替注水による冷却を試みたが、炉心燃料が損傷し放射性物質が環境へ放出される事態へ進展した。

1

福島第一原子力発電所事故調査検討会

1.2.1 地震による影響
地震の観測記録では、一部の周期帯で基準地震動 Ss による応答スペクトルを上回っているものの概ね同程度となっている。また、津波到達前には安全系の機器は機能していた。観測記録に基づき原子炉建屋および耐震安全上重要な機器・配管系に対して東京電力が実施した地震応答解析でも、いずれの安全上重要な機器も機能を保持していたという結果になっている。
1.2.2 津波による影響
津波高さは、下図に示すように設計津波水位を上回り、主要建屋の周辺のほぼ全域が浸水した。主要建屋の構造躯体に有意な損傷はないものの、開口部などから建屋内へ海水が流入し、通路や階段室等を介して地下の広い範囲も浸水した。
また、原子炉建屋やタービン建屋の地下階に設置されている非常用 DG 及び電源盤の多くが津波の被害を受け、6 号機を除き非常用電源の機能が失われた。
さらに、全ての冷却用海水ポンプが津波によって被害を受け、炉心等の熱を海へ放出する手段が失われ、安全上重要な機器も、建屋内への海水の浸入により被害を受けている。
主要建屋設置エリア

海側エリア

浸水高O.P.+ 11m～15ｍ
想定津波
最高水位
O.P.+5.7ｍ

5.7 ｍ に 対 し て対策済

タービン建屋

敷地高 O.P.+4ｍ

海水
ポンプ

基準面
O.P. 0ｍ

原子炉建屋

敷地高 O.P.+10ｍ（1~4 号機）*

防波堤＊5~6 号機の敷地高は O.P.+13ｍ

取水部

図 1.2-1 津波の状況

図 1.2-2 発電所構内浸水範囲（紫部：海水浸入エリア、黄色部：遡上箇所）

2

福島第一原子力発電所事故調査検討会

2. 事故事象原因分析と課題の抽出
2.1 事故事象進展の流れ
1 号機の事象進展の流れを図 2.1-1 に示す。
1 号機の原子炉は、停止時手順に従い非常用復水器（以下「IC」）等により冷却され冷温停止状態へ導かれていたが、津波により非常用交流電源及び直流電源が機能を喪失し弁がほとんど閉状態だった可能性がある。
このため炉心が冷却されず損傷して水素が発生し、格納容器から原子炉建屋へ漏れ、水素爆発に到ったものと推定される。
2～3 号機の原子炉は、停止時手順に従い原子炉隔離時冷却系（以下「RCIC」）等により冷却されていた。
津波到来後、2 号機は非常用交流電源及び直流電源の喪失後も RCIC により炉心冷却を維持していたが、RCIC 停止後は代替注水実施までに時間を要したことや注水量が少なかったことにより、炉心損傷に至ったと推定される。また、圧力抑制室と格納容器の圧力の急減が認められた。その後、原子炉圧力容器及び格納容器から水素が漏えいしたものと推定される。
3 号機は非常用交流電源喪失後も、RCIC 及び高圧注水系（以下「HPCI」）の運転により炉心冷却を確保したが、バッテリーの枯渇により直流電源が喪失し RCIC および HPCI が機能を喪失した。その後の代替注水実施までに時間を要したことや注水量が少なかったことにより、炉心が損傷し水素が発生し、格納容器、原子炉建屋へ漏れ、水素爆発に到ったものと推定される。
なお、4 号機は停止中ですべての燃料が燃料プールに納められ、カメラによる燃料観察結果及びプール水の核種分析結果から、燃料の大きな損傷はないと推定される。
4 号機で爆発した水素は、3 号機で発生した水素が非常用ガス処理系排気管を通じて 4号機側へ流入し、原子炉建屋内に滞留した可能性がある。
以上の事象進展の要因を明確にするため、事象の収束と拡大を分けた事項を整理し、図 2.1-2 に示すイベントツリーにまとめた。
地震と津波による①電源機能の喪失状況、②炉心冷却機能の状況③炉心損傷後の事
象緩和策の成否などによりその後の事象進展が異なっている。

3

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原子炉制御2011 年 3 月 11 日
14:46

格納容器制御地震による原子炉スクラム信号発信
・ 原子炉自動停止
・ タービン・発電機停止
・ 外部電源喪失
・ 非常用ディーゼル発電機自動起動
・ 主蒸気隔離弁閉止2011 年 3 月 11 日
14:52
2011 年 3 月 11 日
15:03

非常用復水器自動起動
非常用復水器停止（手動）2011 年 3 月 11 日
15:07

原子炉圧力容器温度降下率を 55℃/h を
超えないよう調整

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ冷却開始

・原子炉圧力：約 6～7MPa の範囲で制御
・原子炉再循環系 B 系ポンプ入口温度低下
2011 年 3 月 11 日
第一波 15:27
第二波 15:35
2011 年 3 月 11 日
15:37

津

波

襲

来

非常用ディーゼル発電機 B トリップ
非常用ディーゼル発電機 A トリップ

2011 年 3 月 11 日
15:37

全交流電源喪失（ＳＢＯ）
・直流電源盤水没による機能喪失（推定）・SBO によりｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ冷
却停止

原子炉冷却機能喪失
主蒸気逃し安全弁（安全弁機能）開閉
原子炉水位低下（東電評価）・ TAF（3/11 18:00 頃）・ BAF（3/11 20:00 頃：津波後 IC 不動作，
3/11 24:00 頃：津波後 IC 片系一時動作）
TAF～BAF 間で発生と推定

炉心露出による炉心損傷
・炉心損傷による大量の水素発生

2011 年 3 月 12 日
05:46

消防車による注水開始

2011 年 3 月 12 日
14:30

PCV ベント(D/W 圧力低下確認)2011 年 3 月 12 日
15:36

図 2.1-1

水

素

爆

発

福島第一原子力発電所１号機 地震後の事故進展の流れ

4

福島第一原子力発電所事故調査検討会

スクラム信号 原子炉停止 交流電源
地震大原子炉スク 外部電源
ラム

非常用DG

直流電源
DC電源

炉心冷却
交流電源を必要としないIC,
タービン駆動注水系(RCIC,HPCI)

交流電源復旧 長期的な冷温停止の確保
外部電源，非 RPV減圧
原子炉注 RHR
常用DG，電源 (代替策含)
水（代替策
融通
含)

RHR復旧

格納容器制御炉心状態
損傷炉心冷却
原子炉建屋制御 最終状態
PCVベント 冷温停止，炉心損傷，PCV破損， 原子炉減 原子炉注 PCV注水 PCVベント 水素制御 SGTS，換気他 冷温停止，炉心損傷，PCV破損等(炉心損傷 等
圧
水
(窒素置換
前)
等)

冷温停止
冷温停止
(A)

冷温停止(長期冷却必要)
PCV破損(過圧)(A)と同じ(A)と同じRCIC/HPCIPCV健全もしくはPCV漏洩(過温)
冷温停止(長期冷却必要)(成功)

放射能放出（PCV漏洩(過温)及び建屋での水素燃焼）

バッテリーを収集し仮設PCV破損(過圧)

(継続)

１F-3

PCV破損(水素爆発)

[地震」

復旧不能

(未実施)
(継続)

[津波]

1F-3で推測される
事故シーケンス

PCV破損(過圧)

炉心損傷(原子炉への実注水流量小)PCV破損(MCCI等)
炉心損傷

1F-2で推測される
PCV破損(DCH等)
事故シーケンス
PCV健全もしくはPCV漏洩(過温)(A)と同じ冷温停止(長期冷却必要)

PCV漏洩(過温)及び建屋での水素燃焼(継続)

１F-1,2

PCV破損(過圧)バッテリーを収集し仮設

1F-2
RCIC（DC電源
喪失前に起
復旧不能
動）

PCV破損(水素爆発)
(未実施)
(継続)

PCV破損(過圧)

炉心損傷(原子炉への実注水流量小)PCV破損(MCCI等)

[津波]

炉心損傷
PCV破損(DCH等)(A)と同じ冷温停止(長期冷却必要)
PCV健全もしくはPCV漏洩(過温)1F-1
1F-1IC(津波到達まで動作，津波到達後は動作期間不明)

PCV破損(過圧)(RPV低圧状態)

放射能放出（PCV漏洩(過温)及び建屋での水素燃焼）

復旧不能

炉心損傷
(注水の遅延もしくは原子炉への実注水流量小)PCV破損(水素爆発)(RPV低圧状態)

(未実施)

炉心損傷

PCV破損(過圧)
PCV破損(MCCI等)

図2.1-2

福島第一原子力発電所1号機～3号機事象進展イベントツリー

51F-1で推測される
事故シーケンス福島第一原子力発電所事故調査検討会

2.2

事故事象原因分析と課題の抽出

2.2.1 事故事象進展からの原因分析
図 2.1-2 のイベントツリーを用いた事故分析から、事故事象進展の大きな分岐点となっており事故を拡大させた主要な３つの要因として①全交流電源の供給不能，②原子炉からの除熱不能，③建屋への水素漏えいと水素爆発を抽出し、これらに対する課題の抽出を行った。
「全交流電源の供給不能」の原因分析結果を図 2.2.1 に示す。
(1) 全交流電源の供給不能
交流電源の供給不能の設備面・運用面からの原因は、外部電源による電源供給の不能、非常用ディーゼル発電機による電源供給不能、電源融通不能、及び早期電源
復旧不能が挙げられる。
(2) 原子炉からの除熱不能原子炉からの除熱に失敗した設備面、運用面からの原因として、主蒸気逃がし安全弁による減圧不能、炉心スプレイ系及び残留熱除去系による除熱不能、過酷事故対策（アクシデントマネジメント）設備（代替注水設備）による除熱不能、及び格
納容器ベント不能が挙げられる。
(3) 建屋への水素漏えいと水素爆発
建屋への水素漏えいに至った原因は、格納容器からの漏えい及び共有排気設備の回りこみ、水素爆発の原因のひとつとして原子炉建屋内への水素漏えい検知不能が挙げられる。
2.2.2 機能面から確認した課題の整理
原子力発電所の基本的な安全機能は、「止める」、「冷やす」、「閉じ込める」であり、それぞれが機能不全に陥った原因を分析した。また、「止める」、「冷やす」、「閉
じ込める」の運転操作を実施するために必要な基本要件（中央制御室換気空調系、通信連絡設備などの設備環境）についても分析を行った。
さらに、各機能達成を阻害した共通要因は、「電源供給不能」及び「補機冷却不能」であり、これらの原因分析と課題の抽出を行った。
1 号機の機能別事故原因分析と課題の整理結果を表 2.2-2 に示す。

6

福島第一原子力発電所事故調査検討会

要因分析
実施段階

検討すべき課題【１～４号機】
送電線と鉄塔の接触による保護装置の動作
外部電源の地震、津波による機能喪失【１，２号機】
外部電源による
電源供給不能開閉所内の受電用遮断器、断路器の損傷【３，４号機】

開閉所の津波による機能喪失

開閉所の浸水
外部電源の回線の受電が１箇所【１～４号機（２，４号機の空冷式ディーゼル発電機は除く）】
交流電源の
供給不能
（全交流電源喪失）

非常用ディーゼル
発電機による電源
供給不能

ディーゼル発電機を設置する建物への津波の想定と浸水津波による非常用ディーゼル発電機の浸水

非常用ディーゼル発電設備の設置エリアへの浸水
補機設備の冷却機能（海水ポンプ）の喪失
建屋開口部、貫通部から建屋内への浸水【２，４号機の空冷式ディーゼル発電機】
非常用高圧電源盤を設置する建物への津波の想定と浸水津波による電源盤の浸水

非常用高圧電源盤の設置エリアへの浸水

建屋開口部、貫通部から建屋内への浸水

電源融通不能（過酷事故対策）

早期電源復旧不能

隣接プラントの交流電源の維持不能電源車（緊急手配）の配備困難

隣接プラント電源盤の浸水

道路被害や渋滞による到着困難

電源盤の再使用不能

電源盤の浸水

構内道路の損壊、漂流物によるアクセス障害

道路のアクセス性を確保するための重機の確保

構内複数ルート
ケーブル敷設作業の難航（重量、距離、作業環境）

夜間や屋内での作業環境を確保するための資機材の確保、手順・訓練の整備

環境を原因とする作業の難航
・夜間作業・大津波警報発令下の屋外作業

通信手段の喪失

通信設備の電源喪失

代替通信設備の電源喪失

通信設備（通信手段、数量）及び通信用電源の確保

代替通信設備の数量
通信設備の浸水

通信設備の浸水

隣接プラント爆発による仮設ケーブル損傷（炉心損傷後）放射能、高線量による作業の困難性

放射線管理要員の人員維持

緊急時の放射線管理要員の確保

個人線量計、防護装備、管理システム機材の必要員数
確保の難航

放射線管理システム機材の浸水

作業員の被ばくに伴う要員確保困難高線量率に起因する
建屋内アクセス困難

放射能汚染に起因する屋外の瓦礫撤去作業難航

図 2.2.1 交流電源供給不能 原因分析
7

電力間の資機材の融通

福島第一原子力発電所事故調査検討会

表2.2-2 福島第一原子力発電所1号機の事故原因分析と課題の整理
安全機能
原子炉の緊急停止機能止める

代替反応度制御
未臨界維持機能

電源供給機能代替電源供給機能
サポート系

補機冷却機能原子炉冷却材圧力ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘの過圧防止機能高圧炉心冷却機能

機能喪失又は機能劣化の状況

関連設備等
安全保護系、
制御棒及び制御棒駆動系
再循環ポンプトリップ（AM）
代替制御棒挿入（AM）
ほう酸水注入系
外部電源
非常用ディーゼル発電機
6.9kV高圧電源○（地震発生時に正常動作）

－
－
－
×
×
×

480V低圧電源

×125V直流電源
電源融通（AM）

×
×（スクラム成功により不要）（スクラム成功により不要）（スクラム成功により不要）
地震により外部電源喪失
浸水により機能喪失
浸水により機能喪失
6.9kV高圧電源の喪失により機能喪失
浸水により機能喪失
浸水により機能喪失
隣接プラントからの電源融通不能
到着困難

電源車（緊急手配）

×

格納容器冷却海水系

×

補機冷却海水系×

原子炉補機冷却水系

×

主蒸気逃がし安全弁（安全弁機能）高圧注水系
非常用復水器（本体）
非常用復水器（サポート系）

純水補給水系
消火系

ほう酸水注入系（AM）
代替注水機能（高圧）
制御棒駆動水系（AM）
主蒸気逃がし安全弁（逃がし弁機能／自動減圧機能）×

低圧炉心冷却機能

炉心スプレイ系

×

復水補給水系（AM）

×

格納容器冷却系（AM）

×

消火系（AM）

×

冷やす

消防車
（中越沖地震対応）－－

電源供給不能浸水により機能喪失
交流電源喪失により機能喪失
浸水により機能喪失
交流電源喪失により機能喪失
直流電源喪失により機能喪失
補機冷却海水系喪失により機能喪失
交流電源喪失により機能喪失
直流電源喪失により機能喪失（非常用復水器により制御）－－－① 開閉所遮断器の信頼性② 非常用ディーゼル発電機の浸水③ 6.9kV高圧電源盤の浸水③と同じ④ 480V低圧電源盤の浸水⑤ 125V直流電源盤の浸水⑥ 隣接プラント電源盤の浸水⑦ 外部からの代替電源の調達③、④と同じ
⑧ 代替電源用ケーブル敷設－⑨ 交流電源喪失時の通信手段－⑩ 格納容器冷却海水ポンプの浸水③と同じ⑪ 補機冷却海水ポンプの浸水
③と同じ
⑤と同じ
⑪と同じ
③と同じ
⑤と同じ

－

×
直流電源喪失により機能喪失
津波による125V直流電源盤の浸水
直流電源喪失により機能劣化（遠隔操作不能）
津波による125V直流電源盤の浸水△
隔離信号発信により隔離（交流電源喪失により内側隔離（一時的に作動）
直流電源喪失による配管破断検知回路動作
弁中途開）
×
交流電源喪失により機能喪失
津波による480V低圧電源盤の浸水△
外部電源喪失により電動ポンプ使用不能
地震による大熊線1L受電遮断器損傷（一時的に作動） ディーゼル駆動消火ポンプ停止
機械的故障（推定）
交流電源喪失により機能喪失
津波による480V低圧電源盤の浸水
×【復旧不能】1号原子炉建屋爆発によるケーブル損傷及び電源車自電源復旧操作難航
動停止
交流電源喪失により機能喪失
津波による480V低圧電源盤の浸水
×
直流電源喪失により機能喪失
津波による125V直流電源盤の浸水
補機冷却海水系喪失により機能喪失
津波による補機冷却海水ポンプの浸水

原子炉減圧機能

代替注水機能
（低圧）

課題

－
－
－
地震による1/2号機開閉所の大熊線1L受電遮断器損傷
津波による非常用ディーゼル発電機の浸水
津波による6.9kV高圧電源盤の浸水
津波による6.9kV高圧電源盤の浸水
津波による480V低圧電源盤の浸水
津波による125V直流電源盤の浸水
津波による隣接プラント（2号）の所内電源喪失
道路被害や渋滞による到着困難
1号機交流電源盤浸水による接続不能
ケーブル敷設作業の困難性（重量、距離、作業環境）
断続的な余震及び大津波警報発令の継続
交流電源喪失による通信手段の喪失
1号機原子炉建屋爆発によるケーブル損傷及び電源車自動停止
津波による格納容器冷却海水ポンプの浸水
津波による6.9kV高圧電源盤の浸水
津波による補機冷却海水ポンプの浸水
津波による6.9kV高圧電源盤の浸水
津波による125V直流電源盤の浸水
津波による補機冷却海水ポンプの浸水
津波による6.9kV高圧電源盤の浸水
津波による125V直流電源盤の浸水

繋ぎ込み作業難航

－

原因分析

－
⑤と同じ
⑤と同じ
⑫ 直流電源喪失に対する隔離信号の設計妥当性
④と同じ
①と同じ
－
④と同じ
－
④と同じ
⑤と同じ
⑪と同じ

直流電源喪失により機能喪失

津波による125V直流電源盤の浸水⑤と同じ

原子炉減圧不能により注水不能
交流電源喪失により機能喪失
直流電源喪失により機能喪失
格納容器冷却海水系喪失により機能喪失
原子炉減圧不能により注水不能
交流電源喪失により機能喪失
原子炉減圧不能により注水不能
交流電源喪失により機能喪失
直流電源喪失により機能喪失
格納容器冷却海水系喪失により機能喪失
原子炉減圧不能により注水不能
ディーゼル駆動消火ポンプ停止
原子炉減圧不能により注水不能
必要注水流量確保困難

津波による125V直流電源盤の浸水
津波による6.9kV高圧電源盤の浸水
津波による125V直流電源盤の浸水
津波による格納容器冷却海水ポンプの浸水
津波による125V直流電源盤の浸水
津波による480V低圧電源盤の浸水
津波による125V直流電源盤の浸水
津波による6.9kV高圧電源盤の浸水
津波による125V直流電源盤の浸水
津波による格納容器冷却海水ポンプの浸水
津波による125V直流電源盤の浸水
機械的故障（推定）
津波による125V直流電源盤の浸水水源として使用した防火水槽の容量確保困難
地震や津波の影響による障害物
1号機原子炉建屋の爆発による現場退避、高線量の瓦礫
1号機原子炉建屋の爆発による海水注入用ホースの損傷、再敷設
断続的な余震及び大津波警報発令の継続
交流電源喪失による通信手段の喪失

⑤と同じ
③と同じ
⑤と同じ
⑩と同じ
⑤と同じ
④と同じ
⑤と同じ
③と同じ
⑤と同じ
⑩と同じ
⑤と同じ

△
（流量不足、作業
難航）
作業難航

8

－
⑤と同じ
⑬ 淡水水源の枯渇⑭ 地震・津波による障害物⑮ 水素爆発／線量上昇による作業環境悪化
⑮と同じ
－
⑨と同じ

福島第一原子力発電所事故調査検討会

表2.2-2 福島第一原子力発電所1号機の事故原因分析と課題の整理
安全機能
格納容器隔離機能関連設備等
主蒸気隔離弁○機能喪失又は機能劣化の状況（正常動作）
交流電源喪失により機能喪失
格納容器冷却海水系喪失により機能喪失
交流電源喪失により機能喪失
直流電源喪失により機能喪失
補機冷却海水系喪失により機能喪失

原因分析－
津波による6.9kV高圧電源盤の浸水
津波による格納容器冷却海水ポンプの浸水
津波による6.9kV高圧電源盤の浸水
津波による125V直流電源盤の浸水
津波による補機冷却海水ポンプの浸水

格納容器冷却系

×

③と同じ
⑩と同じ
③と同じ
⑤と同じ
⑪と同じ

停止時冷却系×

復水補給水系による代替格納容器スプレイ（AM）

×

交流電源喪失により機能喪失

津波による480V低圧電源盤の浸水

④と同じ
①と同じ

×

外部電源喪失により電動ポンプ使用不能
ディーゼル駆動消火ポンプ停止
代替格納容器スプレイに向けた操作未実施

格納容器からの除熱機能耐圧強化ベント（AM）△（交流電源喪失により時間を要した）

ドライウェルクーラ（AM）

×

原子炉冷却材浄化系（AM）

×

非常用ガス処理系

×

交流電源喪失により機能喪失
補機冷却海水系喪失により機能喪失
交流電源喪失により機能喪失
補機冷却海水系喪失により機能喪失
交流電源喪失により動作不能

原子炉格納容器

×

漏えい発生

原子炉建屋

×

水素爆発により損傷

中央制御室換気空調系

×

交流電源喪失により機能喪失

地震による1/2号機開閉所の大熊線1L受電遮断器損傷
機械的故障（推定）
非常用復水器への給水及び代替注水を優先（推定）津波による125V直流電源盤の浸水（空気作動の格納容器ベント弁遠隔操作不能）
外部電源喪失による計装用空気の圧力低下
交流電源喪失及び線量上昇によるボンベライン電動弁開操作不能
線量上昇によるアクセス困難
交流電源喪失による通信手段の喪失
AO弁の空気圧、電源の維持困難
津波による480V低圧電源盤の浸水
津波による補器冷却海水ポンプの浸水
津波による480V低圧電源盤の浸水
津波による補器冷却海水ポンプの浸水
津波による480V低圧電源盤の浸水格納容器からの除熱機能喪失によるフランジ部のガスケット及び貫通部のシール劣化
ジルカロイ-水反応による水素発生
格納容器貫通部からの水素漏えい
原子炉建屋内での水素滞留
津波による480V低圧電源盤の浸水

事故時監視計器×

直流電源喪失により機能喪失

津波による125V直流電源盤の浸水⑤と同じ通信連絡設備×

津波による480V低圧電源盤の浸水
津波による480V低圧電源盤の浸水
津波による125V直流電源盤の浸水

④と同じ
④と同じ
⑤と同じ

消火系による
代替格納容器スプレイ（AM）

閉じ込める

代替除熱機能放射性物質の放出低減機能

ベント操作難航

その他

その他

安全上特に重要な関連機能
事故時のプラント状態の把握機能異常状態の把握機能

課題
－

非常用照明

交流電源喪失により機能喪失
交流電源喪失により機能喪失
×
直流電源喪失により機能喪失○：正常動作 △：動作不十分 ×：動作不能 －：動作不要(注)AM：アクシデントマネジメント（過酷事故対策）

9

－
－
⑤と同じ
⑯ 圧縮空気の確保困難④及び⑮と同じ
⑮と同じ
⑨と同じ
－
④と同じ
⑪と同じ
④と同じ
⑪と同じ
④と同じ
⑰ ガスケット及び貫通部シールの耐熱性及び耐圧性－－⑱ 原子炉建屋内での水素滞留④と同じ

福島第一原子力発電所事故調査検討会

2.3

原因分析のまとめ福島第一の事故が拡大した一番の要因は、安全系機器を駆動するための電源が喪失したことにより、従属的に多くの安全系機器の機能が喪失したことである。
電源に関しては、発電を停止した場合、まず外部電源により電力を供給する。外部電源が機能喪失した場合には非常用 DG で安全系機器への電源供給を行う設計となっている。今回は、外部電源が地震により機能を喪失し、その後津波による非常用
DG の水没に加え電源盤が浸水した。盤の浸水で電源の接続先が失われたため迅速な復旧ができなかったことが事故拡大に繋がった。
津波の襲来により引き起こされる事態を想定した備えが弱かったことが問題の本質である。「津波が敷地内まで浸入すると電源盤を始め種々の安全上重要な機器が水没する。それに対して必要な対策を特定し、予め必要な設備を備えておく。更にそれも機能しなかった場合に備えて必要な準備をしておく」といった、事故拡大のシナリ
オを想定し準備をしておくという、安全確保のための対策を厚みのあるように備えておくことが事故拡大防止のために必要であった。
外部電源、非常用 DG や電源盤など電源に係る設備が機能を失ったこと、また、これらの施設が津波で機能喪失した場合の備えが弱かったことが、事故拡大の大きな要因であると考えられる。
2.2 において抽出された課題を整理して、下記の 5 項目に集約した。
・ 地震・津波（自然ハザード）に対する備え
・ 電源の準備・ ヒートシンク喪失対策
・ 水素対策・ 緊急時に対する準備項目抽出された課題
地震･津波に対する備え ・ 外部電源の地震・津波による機能喪失
・ 開閉所の津波による機能喪失
・ 海水設備の津波による機能喪失
・ 海水ポンプ室の浸水
・ 非常用 DG の津波による機能喪失
・ 建屋開口部からの海水の浸入
電源の準備・ 外部電源の回線の受電が 1 箇所
・ 電源設備の津波による水没
・ 直流電源の枯渇
・ 蓄電池容量の確保
・ 外部からの電源調達（電源車など）
・ 交流電源供給確保対応
・ 代替電源用ケーブル敷設
ヒートシンク喪失対策
・ 海水ポンプの浸水・ 津波に対して一度に全ての設備が被害を受けない

10

福島第一原子力発電所事故調査検討会

項目

水素対策

緊急時に対する準備抽出された課題
こと
・ 津波による被害に備えて、津波の影響を受けない手段が準備されていること
・ 直流電源喪失に対する非常用復水器隔離信号の発
信・ 弁の駆動源喪失対応資機材の確保
・ 手順、訓練の整備
・ 淡水水源の枯渇
・ 消火系配管の地震･津波に対する機能維持
・ 消防車の燃料調達
・ 耐圧ベントライン弁の駆動源強化・ 低圧でのラプチャーディスクの不作動
・ 格納容器ベント弁の開状態維持のための圧縮空気の確保
・ 格納容器ガスケット、貫通部シール強化
・ 耐圧強化ベントラインから建屋への回りこみ
・ 排気筒を共有する号機間での回りこみ
・ 原子炉建屋内での水素滞留
・ 水素検知・ 放射線管理員の確保
・ 放射線管理設備の津波対策
・ 地震津波による障害物
・ 交流電源喪失時の通信手段
・ 夜間や屋内作業の支援のための資機材
・ 道路のアクセス性確保のための資機材
・ 構内複数ルート確保
・ 電力間での融通体制
・水素爆発、線量上昇による環境悪化

上記課題のうち、格納容器ガスケット、貫通部シール強化、蓄電池容量の確保、直流電源喪失に対する非常用復水器隔離信号の発信などについては、対策の実現性や有効性を考慮して直接対応する対策ではなく、他の課題に対する対策によってカ
バーすることとしている。

3. 対策の提言抽出された課題を見据えた上で、同じ事故事象進展のフローに従って再度事実を整理し、課題を踏まえた対策の抽出を行った。
抽出された全ての対策を図に整理して図 2.4-1 に示す。
また、表 2.4-1 に示すように、安全機能、すなわち電源、ヒートシンク（注水・冷11福島第一原子力発電所事故調査検討会

却）、水素爆発対策、並びに使用済燃料プール（SFP）の水位維持等の機能確保に直接関係する対策を深層防護の考え方に従って整理し、全ての対策の中で優先度が高い対策を選定した。事故の再発防止の観点（事故拡大のシナリオを想定した準備に厚みを持たせる）から第 4 層に係る対策がより多くなっている。
対策はプラント全体の安全性を考えて組合せて選定するものであり、それぞれの発電所の状況、安全確保のストラテジーに応じて様々な対策の組合せが考えられる。
その際、設計・建設段階から考慮している対策に加えて、今回の各種対策を組み合わせることで、用意していたものが次々に機能喪失した場合においても、安全性を確保しうる重層的な対策とし、過酷事故を防止・緩和するのに十分有効な対策とする必要がある。
上記の点も念頭において、以下の対策について各社に採用することを特に提言するものである。
－電源・ 安全上重要な設備には防潮堤や防波堤を設置する
・ 安全上重要機器設置区画の浸水防止
・ 浸水高さに応じた給気口等の開口部、貫通部に対するシール性向上等の浸水防止
・ 可搬式の排水ポンプ等を配備
・ 受電用変圧器と開閉所の配置箇所の水密化又は機器の浸水対策
・ 直流電源設備の設置区画の水密化又は機器の浸水対策
・ 電源車又は大容量電源（ガスタービンやディーゼル発電機）の配備、非常時の手順
整備・ バックアップ電源による直流電源充電ルートの整備・ 号機間電源融通設備（過酷事故対策）の浸水対策による信頼性向上－ヒートシンク（注水・冷却）・ 海水ポンプの周りに防水壁等の浸水防止措置・ 海水ポンプモータ予備品の配備
・ 海水ポンプモータの洗浄、乾燥資材の配備
・ 移動式海水ポンプの配備
・ 非常用炉心冷却系等安全系機器に関する設置区画の浸水防止
・ 過酷事故対策設備の浸水防止
・ SRV 駆動用のバックアップ電源及び予備の空気ボンベ等の準備（BWR）
・ 主蒸気逃し弁による SG を介した炉心冷却の確保（PWR）
・ ベント操作用バックアップ電源と駆動源の配備（BWR）
・ バックアップ電源車又は大容量電源の配備による既設注水系の信頼性向上
・ 既存設備に依存しない可搬式動力ポンプ及びホース等
・ 水源の確保・ 格納容器ベントによる大気への熱逃し（BWR）
12

福島第一原子力発電所事故調査検討会―水素・ 滞留水素の放出、低減
・ 耐圧強化ベントラインからの回りこみ防止・ 排気筒を共有する号機間での水素回りこみ防止
なお、福島第一事故後、各社では既に種々の対策を講じてきており、表 2.4-1 に代表プラントでの取組み状況も合わせて表示している。現段階で、深層防護の観点からも各層において必要な対策が講じられており、既に実質的な安全性の向上が図られていることが確認できる。

13

福島第一原子力発電所事故調査検討会、―

地震・津波に対する備え 1、6、7、9、電源の準備 3、5 、

ヒートシンク喪失対応（BWR）2、4、8、10、11―2【原子炉への注水】①SRV 駆動用のバックアップ電源及び予備の空気ボンベ等の準備

1【建屋浸水への防止措置】①浸水高さに応じて建屋の外扉、給気口等の【海水冷却喪失】②格納容器ベントによる大気への熱逃がし【格納容器ベント】

浸水防止③ベント準備やベント実施判断に必要な監視計器への仮設電源の配備②安全上重要機器設置区画の浸水防止対策④ベント操作用のバックアップ電源と駆動源の配備③可搬式の排水ポンプ等の配備⑤ベント開始時期の最適化の検討④津波の影響を直接受ける建屋外扉への波力⑥代替格納容器スプレーの強化

3【全交流電源喪失及び直流電源喪失】

開口部、貫通部に対するシール性向上等の①電源車又は大容量電源（ガスタービンやディーゼル発電機）の配備、非常時の手順整備②受電用変圧器と開閉所の配置箇所の水密化又は機器の浸水対策③直流電源設備の配置区画の水密化又は機器

の配慮

の浸水対策
④バックアップ電源による直流電源充電ルー【原子炉への注水】

11

トの整備

⑬過酷事故対策設備、非常用炉心冷却系等設⑤号機間電源融通設備（過酷事故対策）の浸水

置区画の浸水防止対策による信頼性向上

10【原子炉への注水】

4【原子炉への注水】⑪既存電源に依存しない可搬式動力ポンプ及びホースによ⑦バックアップ用の電源車又は大容量電源のる注水配備による既設注水系の信頼性向上⑫水源の確保（最終手段として海水も含む）【海水冷却喪失】⑧海水ポンプの最低限必要な機能をバックアップできる電源【地震津波の想定】

5【全交流電源喪失及び直流電源喪失】

9⑥非常用Ｄ/Ｇ、電源設備、非常用Ｄ/Ｇ冷却設⑩基準地震動 Ss 策定は複数震源の連動

備の配置区画の水密化又は機器の浸水対策を考慮する⑪津波高さの評価の際の設定条件の見直し【海水冷却喪失】

8⑨海水ポンプモータ予備の配備と機能喪失後の交換手順を整備⑩海水ポンプモータの洗浄、乾燥資材の配備【海水系の浸水対策】

7⑦海水系ポンプの周りに防水壁等の浸水防止措置⑧モータ予備品の配備⑨移動式（投込み式等）の海水ポンプの配備または防水仕様モータのポンプを設置【敷地内への津波の浸入防止】⑤安全上重要な機器の防護上必要な箇所に防潮堤又は防波堤の設置
⑥漂流物となって緊急時対応に支障をきたす可能性のあるタンク等の津波に対する防護。漂流物除去のための重機の配備。

図 2.4-1 対策例 1/3
146

福島第一原子力発電所事故調査検討会―

水素対策 14 、【放射線管理/作業管理】

緊急時に対する準備 12、15、16、17、18、20、21 、使用済燃料の健全性確保 13、19―12①放射線測定器の電源多様化（電池式）、長期間の13【使用済燃料の健全性確保】

電源確保、高所での備え、社外からの融通①使用済燃料プールの水位計、水温計への非②移動式、他施設での WBC の確保

常用電源からの給電、状態監視強化③防保護具の確保②代替冷却機能の確保⑥緊急時の MCR 換気系を機能させ①滞留水素の放出、低減のための対策

る電源確保、運転手順の整備②水素ガス検知器の設置⑦MCR 放射線防護対策

回りこみ防止情報共有、放射線管理要員の応援体制整備

こみ防止

21

ルの確保
⑨計器電源の見直し⑤水素漏えい・滞留を想定した訓練

免震重要棟【事故時計測】⑧計器用の仮設蓄電池や接続ケーブ④排気筒を共有する号機間での水素回り

外部⑤緊急被ばく医療の理解促進・体制整備

15【MCR 空調、遮蔽】

14③格納容器ベント排気管から分岐管への④免震重要棟などの放射線防護、現場線量率等の【通信】【水素対策】⑩新たな計測要求のあるパラメータ30 地震・津波の影響を受けない独立した通信設備バックアッ○の選定、計測システムの検討

プ電源
31 自然災害で寸断され難い通信設備○

緊急時対策所16【事故時計測】32 複数の通信装置の配備と運用方法の明確化○⑪シビアアクシデントを考慮した

33 現場作業員との通信装置の配備○

計測システムの開発、代替監視手【環境モニタリング】

段の検討

34 緊急時に融通の必要のある機器及び必要数の見直し○⑫耐環境性、計測方法の多様性を

35 応援要員の見直し、派遣に係るルールの整備○強化した計測システムの開発

36 恒設モニタリングポスト等の電源、伝送ラインの強化○
37 恒設モニタリングポスト等の耐性強化○【通信】

38 恒設モニタリングポスト等の代替手段の明確化○⑬作業員と中央制御室との間等の通信装置の39 代替手段による測定に必要な機器、設備数の確認、配備○

17

配備と操作の習熟

40 一般公衆、関係機関、現場関係者等に対する情報伝達の内○

容、手段の明確化【訓練】

18【災害対策への備え、緊急時の協力体制】⑭要求される知識、技量を整理し、訓練を実施

41 アクセスルート遮断時の人員、資機材の輸送手段の多様化○⑮過酷事故対策の現場活動訓練

42 必要資機材の確保○⑯夜間作業や通常の通信手段が使えない状態、重装備、

43 事業者間融通体制の再整備○【緊急時対策所】

障害物などを模擬した現場活動訓練⑰ブラインド訓練、実時間訓練などの実際に近い状況

20における連携・判断に重点を置いた実効性の高い訓22 地震、津波に耐えられる構造、位置○
23 プラントと独立した非常用電源の確保○
24 プラントパラメータの収集や中央制御室、現場との連絡手段確保○【使用済燃料の健全性確保】

19③消防車等による注水、注水ルート、水源確保

25 放射線防護対策○

練⑱現場へのアクセス、装備着脱、作業などの所要時間を確認するための訓練⑲シミュレータの活用

26 居住性の確保○【災害対策への備え、緊急時の協力体制】

27 非常用資材の確保○⑳瓦礫撤去用重機の洗い出しと配備

28 緊急時対策に必要な資料の精査と確保○

21 原子力防災用の遠隔操作可能設備の開発、導入への○【組織/指揮・命令】

協力、連携体制整備

29 判断のタイミングの明確化・早めの社外調整による迅速な操作の準備○

図 2.4-1 対策例 2/3
15

福島第一原子力発電所事故調査検討会―

ヒートシンク喪失対応（PWR）1、2、3 ―
他の対策（地震、津波に対する備え、電源の準備、水素対策など）は BWR の例と同じ【原子炉への注水】

2②可搬式動力ポンプ及びホース等による蒸気発生器への代替注水手段の確保【原子炉への注水】③主蒸気逃がし弁による蒸気発生器を介した

1

原子炉冷却（予備の空気ボンベなどを含む）①バックアップ電源車又は大容量電源の配備による注水手段確保【原子炉への注水】

3④蒸気発生器への注水のための水源の確保（最終手段として海水も含む）

図 2.4-1 対策例 3/3
16

福島第一原子力発電所事故調査検討会

表 2.4-1 深層防護の観点で整理した確認表（代表プラントでの取組み状況）

電源事故発生防止/事故影響緩和
第一層
第二層
第三層
第四層
第四層
多重防護レベル（異常の発生防止）（異常の拡大防止と事故への発展の防止）（放射性物質の異常な放出の防止）（シビアアクシデントの発生防止）（シビアアクシデントの影響緩和）
目的 異常運転及び故障の防止
異常運転の制御及び故障の検出
設計基準内への事故の制御
事故の進展防止
SAの影響緩和
補完的手段及びPCVの必須手段 保守的設計及び建設
制御、制限及び防護系
補完的手段及び過酷事故対策
ECCS及び事故時手順
運転における高い品質防護を含めた過酷事故対策
・過去の記録を基とした十分保守的な設計前提に ・高圧電源母線の電圧低信号を検出し非常用DGが ・ECCSポンプの自動起動信号を受け、外部電源の ・早期（8時間程度）に交流電源が回復することを ・過酷事故対策として号機間での電源融通を整よって耐震クラスを設定し、2倍程度の余裕を見込 自動起動する供給に係らず非常用DGが自動起動
見込んでおり、長期停電を想定していない
備。ただし、複数号機同時の電源喪失は想定してんで敷地高さを設計
・非常用DGの自動起動にあわせ関連する機器が・冗長性を有する非常用DGと直流バッテリでの電 ・交流電源喪失後は直流駆動の設備による炉心冷 いない。
・津波により建屋給排気口などの開口部から浸水 シーケンシャルに起動する源確保却を行い、交流電源の復旧を期待することを考慮していない。
・復旧手順の整備
・プラントの発電停止の際は外部電源で電力供給する
・冗長性のある非常用DGを設置し、外部電源が喪
震災前失した場合は非常用DGでバックアップする
・停電しても短時間で復旧すると想定・外部電源系統、非常用DG、直流バッテリによる多様な電源を複数系統配備することによって電源の多様性・多重性を確保

対策案○安全上重要な設備には防潮堤や防波堤を設置す
る●安全上重要機器設置区画の浸水防止○浸水高さに応じた給気口等の開口部、貫通部に対するシール性向上等の浸水防止●受電用変圧器と開閉所の配置箇所の水密化又は機器の浸水対策●直流電源設備の設置区画の水密化又は機器の浸水対策
・過去の記録を基とした十分保守的な設計前提に
よって耐震クラスや敷地高さを設計
・冗長性を有する除熱系を設置
・除熱系の多重性または多様性及び独立性を確保

震災前
炉心

ヒートシンク（注水・冷却）○海水ポンプの周りに防水壁等の浸水防止措置●非常用炉心冷却系等安全系機器に関する設置区
画の浸水防止対策案

震災前●電源車又は大容量電源（ガスタービンやディー ○号機間電源融通設備（過酷事故対策）の浸水対
ゼル発電機）の配備、非常時の手順整備策による信頼性向上●バックアップ電源による直流電源充電ルートの整備●可搬式の排水ポンプ等の配備・過渡事象に対しては、ECCSなどの安全系の機器を期待しなくても運転操作で対処可能
・海水ポンプや電源盤の浸水による全台機能同時喪失は想定していない
・海水ポンプがトリップした際は予備機が自動起動する
・原子炉の安全に係る検出器は、原子炉の運転中であっても試験を行えるように設計され、健全性及び多重性の維持を確認できる

・過酷事故対策（アクシデントマネジメント）を ・消火系配管への接続口の整備
・ECCSなど安全系を複数系列設置
・外部電源が利用できないときであっても非常用 整備。代替注水設備として既存の設備を必要に応DGから電源を供給じて使用、格納容器耐圧強化ベントを整備済み。
・短期間の交流電源喪失時でも直流バッテリから ・長期間の電源喪失、浸水は想定していないの電源供給で機能する系統（IC,HPCI,RCIC）を ・弁類の各種代替駆動源なし
設置
・蒸気駆動の機器の設置による駆動源に対する多様性を確保
・油や軸受の冷却に海水冷却系が不要のHPCIやRCICがあるものの、直流電源がなくなれば機能喪失する●バックアップ電源車又は大容量電源の配備によ ○海水ポンプモータ予備品の配備●格納容器ベントによる大気への熱逃がし(BWR)
る既設注水系の信頼性向上●海水ポンプモータの洗浄、乾燥資材の配備●SRV駆動用のバックアップ電源及び予備の空気ボ ●移動式海水ポンプの配備
ンベ等の準備(BWR)○過酷事故対策設備の浸水防止●既存電源に依存しない可搬式動力ポンプ及びホース等●水源の確保（最終手段として海水も含む）○ベント操作用バックアップ電源と駆動源の配備(BWR)●主蒸気逃がし弁によるSGを介した炉心冷却の確保(PWR)

・可燃性ガス濃度制御系を設置し、冷却材喪失事 ・号機間でのガスの回りこみを考慮していない
故時に発生する水素と酸素の濃度を抑制する
・ECCSなどによる炉心冷却により水素発生防止
・PCV内に窒素を封入することにより、不活性化環
境とすることにより、事故環境時の格納容器内の水素・酸素濃度を可燃限界以下に抑制

・炉心損傷すれば格納容器からの水素漏えいは起
こりえる。

水素
●滞留水素の放出、低減●滞留水素の放出・低減●耐圧強化ベントラインからの回りこみ防止●排気筒を共有する号機間での水素回りこみ防止対策案≪代表プラントにおける対策状況説明≫
対策例欄における凡例：●⇒実施完了or サイト固有の要因により当初から考慮されている事項○⇒実施中 or 対応計画中の事項

17福島第一原子力発電所事故調査検討会

おわりに
本報告書は、原子力発電所のより一層の安全性を確保するため、日本の電力・メー
カーからなる原子力産業界が、津波襲来後、福島第一原子力発電所で炉心溶融を防ぎ得なかった要因分析と、その対策立案を中心に検討を行った。
事故要因は、津波の襲来によって、所内電気設備、特に非常用交流電源盤、直流電源盤の浸水により冷却、制御・監視機能が失われたこと、恒設電源によらない炉心冷却手段確立に時間を要し、炉心の冠水状態が維持できなかったことである。
今回の検討では、事故の進展に沿って、各段階で期待される機能が働いたかどうかに着目し、原因・要因を分析し、課題と対策を抽出した。既設の設備・対策とあいまって対策全体をみて、安全性を確保できるか深層防護の観点から対策を整理し、重層的な対策となるよう優先度の高いものを抽出した。
また、各社で実施済みの緊急安全対策により、実質的な安全性の向上が図られていることを確認した。
今後、事故に関する新たな情報が得られれば、更に検討を加えて報告書の見直しを行う予定である。

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