資料５
東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の１号機ペデスタル及び原子炉補機冷却系の配管の状況を踏まえた今後の対応
令和５年５月２４日
原 子 力 規 制 庁
１．趣旨
本議題は、東京電力ホールディングス株式会社（以下「東京電力」という。）の調査で福島第一原子力発電所の１号機ペデスタル内部の損傷状況が判明したこと及び東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会（以下「事故分析検討会」という。）において、同号機格納容器内の放射性物質が、原子炉補機冷却系（RCW）配管を経由し、原子炉建屋内の RCW サージタンク内に移行していることが確認されたことを踏まえた今後の対応の了承について諮るものである。
２．経緯
東京電力が令和５年３月に実施した１号機原子炉格納容器の内部調査において、ペデスタル内全周でコンクリートの損傷が確認されたことから、令和５年４月１４日の第１０７回特定原子力施設監視・評価検討会（以下「監視・評価検討会」という。）において、東京電力から、今後耐震評価を行うことのほか、ペデスタルが座屈した場合でも格納容器貫通部は損傷しないとする報告を受けた（参考１）。それに対し、原子力規制庁からは、ペデスタルの耐震評価はその前提条件の妥当性の判断が困難であることから、ペデスタルの支持機能喪失による影響の考察を確認することとしている。
また、１号機原子炉補機冷却系（RCW）を通じた原子炉格納容器からの放射性物質の漏えいについては、過去の東京電力による調査においても推認されていたが、原子力規制庁の調査で、原子炉建屋内の RCW サージタンク及びその床面で高線量部位が認められたことなどから、令和５年４月２４日の第３７回事故分析検討会で格納容器内の放射性物質の移行経路として特定した（参考３）。
３．１号機ペデスタルの状況への対応（委員会了承事項）（案）これまでの調査からコンクリートの損傷範囲や構造部材の状態はすべて把握できておらず、東京電力による耐震評価の前提条件の妥当性を判断することは困難である。また、評価結果にかかわらず、高線量下の格納容器内でペデスタルの補強を行うことも困難である。
よって、東京電力に対しては、インナースカートを含むペデスタルの支持機能には期待できないという前提の下、圧力容器を含む上部構造物が沈下し格納-1-

容器に開口部が生じる場合も含めて、敷地外部へのダスト飛散の影響を評価すること、その結果によって対策を検討することを求めることとしたい。
その対策の検討の中では、昨年５月にペデスタルのコンクリートの一部損傷が観察された際、同年６月２０日の第１００回監視・評価検討会において、格納容器の圧力について現行の正圧管理から負圧管理への移行を検討するよう指示しており、この点についても、本年３月２０日の第１０６回監視・評価検討会において原子力規制庁から示した論点（参考２）に沿って、検討することを求めることとしたい。
本件につき、上記対応について了承いただきたい。
４．１号機原子炉補機冷却系の配管の状況への対応（委員会了承事項）（案）
今回特定された原子炉格納容器からの放射性物質の移行経路は、１号機と同種の原子炉補機冷却系配管等を用いている原子炉施設の重大事故時においても成立する可能性が考えられることから、規制上の取扱いについて検討を進めることを了承いただきたい。
５．今後の予定
３．について了承が得られれば、特定原子力施設の実施計画の審査等に係る技術会合において議論を行い、その状況について監視・評価検討会に情報共有するとともに、検討結果について原子力規制委員会に報告する。
また、４．について了承が得られれば、東京電力福島第一原子力発電所事故に関する知見の規制への取り入れに関する作業チームにおいて具体的な検討作業を進め、原子力規制委員会に報告する。

（参考１）第 107 回特定原子力施設監視・評価検討会資料５－１（１号機 原子炉格納容器内部調査の状況について【東京電力】）からの抜粋（参考２）第 106 回特定原子力施設監視・評価検討会資料３－２（東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所における PCV の閉じ込め機能の維持に関する論点【原子力規制庁】）（参考３）第 37 回東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会 資料４（１号機原子炉補機冷却系統の現地調査の状況【原子力規制庁】）からの抜粋及び第 33 回同検討会 資料１－１（福島第一原子力発電所 1 号機の格納容器内部調査から得られた情報（前半調査とりまとめ）【東京電力】）からの一部抜粋及び加工-2-

（参考１）第107回特定原子力施設監視・評価検討会資料５－１（１号機納容器内部調査の状況について【東京電力】）からの抜粋

特定原子力施設監視・評価検討会（第１０7回）
資料５－１

1号機

原子炉格納容器内部調査の状況について

2023年4月14日

技術研究組合 国際廃炉研究開発機構
東京電力ホールディングス株式会社-3-原子炉格

【参考】ペデスタル開口部から撮影した映像のパノラマ画像

⑦⑧

⑨⑩-4-

⑪⑫⑬

画像処理：東京電力ホールディングス(株)14【参考】ペデスタルの支持機能喪失時の影響考察
支持機能喪失時の上部構造物（RPV/RSW/ペデスタル他）の挙動
水 平 方 向 の 移 動 は 周 辺 構 造 部 材 （ バ ル ク ヘ ッ ド 等 ） に 制 限 ※さ れ 限 定 的 な 傾 斜 に 留 ま る 見 込 み
垂直方向の移動は周辺構造部材による支持ができず，沈下の可能性は否定できない
PCV内部調査結果を踏まえた上部構造物の沈下の考察
鉄筋露出の範囲が大きいアクセス開口部近傍で，鉄筋に目立ったたわみ変形が無く，これまでの地震に対しペデスタルの支持機能は維持されている
インナースカートに有意な変形が確認されていないことから，上部構造物の沈下を仮定した場合でもインナースカートに阻まれ沈下量は限定される
ペデスタルの支持機能喪失時の閉じ込め機能への影響
上部構造物接続配管取合部(PCVペネトレーション（以下，ペネ））は沈下に伴う接続配管の変位により影響を受ける可能性あり
ペネ部及び接続配管の簡易応力評価より，沈下に伴う接続配管の変位によりペネ部の損傷（閉じ込め機能の喪失）には至らない見込み※ ペデスタル外部の調査及び事故時温度解析の結果を踏まえ，周辺構造部材に大規模変形等は生じず移動の制限は可能な見込み

PCV内接続配管の最大変位時，ペネ各部にかかる応力を算定し，許容応力と比較

上部構造物挙動棚板上端(高さ1.3m)の沈下を仮定すると，インナースカート(高さ1m)に阻まれ沈下量は約0.3mに限定される発生応力が，ペネ部の許容応力を下回ることを確認-5-

閉じ込め機能影響

上部構造物沈下の考察

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【参考】ペデスタルの支持機能喪失時の挙動に関わる考察
ペデスタル支持機能喪失時の,上部構造物の地震時挙動を想定する観点から,以下を実施。
基礎部剛性が低下し，地震時に基礎部を支点に振られた場合の曲げモーメントを水平荷重として周辺構造部 材 ※１に 負 荷 し 拘 束 可 否 を 評 価 ※２（ 曲 げ モ ー メ ン ト に 対 す る 支 持 可 否 ）基礎の一部が喪失し，上部構造物が地震により水平/垂直に振られた場合の荷重を周辺構造部材に負荷して拘束可否を評価※ （上部構造物の水平/垂直移動時の支持可否）
支持機能喪失時，水平方向はバルクヘッド等の周辺構造部材による移動制限が可能であり，上部構造物(RPV/RSW/ペデスタル他)の変形は限定的な傾斜に留まる（倒壊等に至らない）が，垂直方向の沈下は否定できない。
水平方向はSs900による荷重でも支持可能。
垂直方向は周辺構造部材で支持できず，基礎が損失した分上部構造物が沈下する可能性※１

ペデスタル外部の鋼材に有意な変形が確認されておらず，同環境にある周辺構造部材も形状を維持していると判断。事故時温度解析のPCV温度を考慮しても現在も一定の剛性を有すると想定※２

規格基準等に基づく評価方法ではなく，評価結果の取り扱いに注意が必要

基礎部剛性低下ケース-6-

基礎部喪失ケース18

【参考】 PCV内部調査結果を踏まえた考察
PCV内部調査結果を踏まえた上部構造物の沈下の可能性を考察
コンクリートが欠損して鉄筋が長く露出している場合，地震等による鉄筋の座屈，傾斜の発生が懸念されるが，以下の理由から，これまでの地震に対し，ペデスタルの支持機能は維持されていると想定。
アクセス開口部近傍で確認された鉄筋の露出長さ（約1.3m）を考慮すると，座屈許容応力が圧縮（引張）許容応力を下回るため，損傷の形態としては，座屈が発生すると想定。
座屈は，最も弱い（鉄筋の露出長さが大きい）箇所から生じると想定されるが，内部調査では，アクセス開口部から離れるにつれてコンクリートの欠損高さが小さくなる様相を呈しており，アクセス開口部近傍から座屈が発生すると想定。
内部調査では，アクセス開口部近傍の露出鉄筋（縦鉄筋）に目立ったたわみ・変形は確認されておらず，これまでの地震に対し，ペデスタルの支持機能は維持されていると想定。
内部調査では，インナースカートにも有意な変形は確認されておらず，万が一，デブリによる影響高さ分（床上約1.3m)の上部構造物の沈下を仮定しても，インナースカートに阻まれ沈下量は約0.3m程度に留まると想定。

ペデスタル
インナースカート

アクセス開口上端

棚板上端
約1.3m

アクセス開口部付近

調査状況

-7-

ペデスタル基礎部断面

約1.7m
約1m

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【参考】 ペデスタルの支持機能喪失時の閉じ込め機能への影響の考察
万が一，上部構造物が沈下した際の閉じ込め機能に影響を及ぼす個所として，上部構造物接続配管取合部(PCVペネトレーション（以下，ペネ））を選定し影響評価
閉じ込め部に影響を及ぼすPCV内接続配管（以下，接続配管）とペネ構造を整理
上部構造物の沈下と共に接続配管が変位した際のペネ構造部材に与える影響を評価
上部構造物が沈下し接続配管にペネ径を上回る変位が発生した際も，以下の理由からペネ部に発生する応力は許容応力を下回り，閉じ込め機能の喪失には至らない見込み
小口径配管（及びケーブル）
接続配管の剛性は低くペネよりも優先して変形するため，ペネの健全性維持可能
ベローズ付きペネ，二重管式ペネ
バウンダリを構成するペネスリーブはプロセス配管より厚肉・大口径であり，接続配管が優先して変形するため，ペネの健全性維持可能○ペネ部評価フロー

PCV内配管の最大変位時に，ペネ各部にかかる応力を算定し，許容応力と比較発生応力が，ペネ部の許容応力を下回ることを確認-8-20

【参考】RPV等の傾斜・沈下により想定されるダスト飛散の影響と方策の効果【ダスト飛散の影響】
RPV等の傾斜・沈下が生じても、周辺の公衆に対し、著しい放射線被ばくのリスクを与えることはないと考察
RPV等の傾斜、沈下により想定されるペデスタル内、PCV底部の一部の燃料デブリの粉砕によるダスト飛散や、衝撃、振動による構造材に付着しているダストの舞い上がり等については、PCV内は湿潤環境となっているため、PCV内のダスト濃度の増加は限定的※と考えられる
RPV等の傾斜・沈下により発生するダスト濃度の推定は不確かさが大きく敷地境界線量の定量評価は難しい
仮に、2019年6月4日に実施した1号機AWJ作業時と同程度のダスト濃度が発生した場合の敷地境界線量は概略で10-3ｍSv/事象オーダーと評価（なお当該AWJ作業時に、環境中のダスト濃度に有意な変動は確認されていない）※ 乾燥状態でのダスト飛散の実例として、2021年2月および2022年3月の地震（双葉町・大熊町：震度6弱）時の1・2号機の原子炉建屋および1~３号機のタービン建屋内のダスト濃度が、 通常の変動幅より１桁程度の一時的な増加に留まったことを踏まえると、湿潤状態では同程度以下と想定。また、同地震時におけるPCVガス管理設備のダストモニタに有意な上昇がないことを確認。

【方策の効果】
機動的対応：ダスト飛散抑制に関わる対応（地震でPCVガス管理設備機能喪失した時の可搬式設備を用いたPCV排気）
PCVガス管理設備に代わるフィルターを介した排気
窒素封入停止策と相まってPCV負圧側へ移行
PCV閉じ込め強化：PCV均圧、窒素封入停止策、大型カバーによるPCVからの直接放出量の低減
PCV均圧…PCV圧力を微正圧から均圧にすることでPCVからの直接放出量を低減
窒素封入停止策…異常確認時にPCVからの直接放出量を低減
大型カバー…PCVからの直接放出を抑制し、大部分をフィルター経由放出とすることで放出量を低減-9-21

（参考２）第106回特定原子力施設監視・評価検討会資料３−２（東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所におけるPCV の閉じ込め機能の維持に関する論点【原子力規制庁】）
資料３－２
東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所におけるPCV の閉じ込め機能の維持に関する論点
令和５年３月２０日
原 子 力 規 制 庁【１号機格納容器内部調査で観察されたペデスタルの状況を踏まえた原子力規制庁の見解】
・ 東京電力ホールディングス株式会社（以下「東京電力」という。）が１号機原子炉格納容器内部調査で観察できているペデスタルの状況は極一部であり、ペデス
タルの耐震評価の前提条件等を具体的に議論できる段階ではない。よって、ペデスタルの支持機能への影響及びそれに伴うリスクについて現時点で具体的な議論及び考察をすることは困難である。
・ この状況を踏まえ、仮にペデスタルが圧力容器を支えきれなくなった場合に、どのような事態が生じうるのか等をあらかじめ検討しておくことは重要と考え、昨年6月の第100回特定原子力施設監視・評価検討会において、仮に支持機能の低下に起因して格納容器の損傷が拡大した際にダストによる環境への影響をできる限り小さくするため、格納容器の圧力について現行の正圧管理から負圧管理への移行を検討するよう指示した。また、地震によって格納容器開口部が拡大することも考えられることから、この指示は、２号機、３号機も対象に含む。
・ その後、１号機RCW熱交換器入口ヘッダ配管で高濃度の水素及び空気中と同程度の濃度の酸素の存在が確認されたことを踏まえ、令和５年３月１日に改定した東京電力福島第一原子力発電所の中期的リスクの低減目標マップには、2023年度の目標として「格納容器内部の閉じ込め機能維持方針策定（水素対策含む）」を設定した。
【PCV の閉じ込め機能維持に関する論点】
・ 東京電力が負圧化への課題としている３点に関し、以下の具体的な論点について特定原子力施設の実施計画の審査等に係る技術会合において議論を行う。東京電力には、当該議論を踏まえ、2023年度中に格納容器内部の閉じ込め機能維持方針を策定することを求める。
「水素爆発⇒可燃限界を超えない管理が必要」
PCVを負圧化した場合の水素・酸素の流入量の評価と流入に伴う水素爆発リスク
今後予定しているS/C水位低下によって水封が解かれ、S/Cに接続している配管から水素を含む気体が逆流する可能性
空気の流量管理を含めたPCVの試験的負圧化の計画策定「PCV腐食の加速：構造健全性（耐震強度等）への影響」
負圧化した場合の酸素流入量と流量管理から想定されるPCV内の酸素濃度- 1 -- 10 -

酸素濃度に伴うPCV及びRPVを支持する鋼材その他安全を確保する上で必要な鋼材の腐食進展評価
それらの鋼材の強度に対する具体的な影響評価「デブリ等の性状変化リスク：酸化による微粒子化」
負圧化した場合の酸素流入量と流量管理から想定されるPCV内の酸素濃度
酸素濃度に伴うデブリの酸化進展評価
デブリの酸化による廃炉作業への影響- 2 -- 11 -（参考３）第37回東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会 資料４（１号機原子炉補機冷却系統の現地調査の状況【原子力規制庁】）からの抜粋及び第33回同検討会 資料１却１（福島第一原
子力発電所1号機の格納容器内部調査から得られた情報（前半調査とりまとめ）【東京電力】）からの一部抜
粋及び加工調査箇所及び線量率測定結果
60～310：原子力規制庁による調査箇所（数字） ：表面線量率（mSv/h）（原子力規制庁による測定結果：2023/3/23,2023/4/13）

2.2～100.6～0.7

4～1213～33

22～4551（上部の配管・弁付近は100以上）

東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会（第36回）資料２－１から抜粋、一部追記

第37回東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会

１８
資料４（１号機原子炉補機冷却系統の現地調査の状況）より抜粋- 12 -

格納容器地下階の事故前の状況について
1号機ペデスタル内部に設置された原子炉補機冷却系（RCW）の配管

1号機ペデスタル内部に設置されたドライウェル（D/W）機器ドレンサンプ

第33回東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会 資料１－１（福島第一原子力発電所1号機の格納容器内部調査から得られた情報（前半調査とりまとめ）東京電力ホールディングス株式会社）より、一部抜粋及び加工- 13 -