資料３

福島第一原子力発電所事故について（４号機使用済み燃料プールを中心に）

平成２４年８月１０日
東京電力㈱原子力品質・安全部原子力安全グループ
宮田 浩一

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1

使用済み燃料の保管状況
号機
１号機
２号機
３号機
４号機
５号機
６号機
共用プール
キャスク保管庫

使用済み燃料体数（新燃料体数）
２９２（１００）
５８７（２８）５１４（５２）
１３３１（２０４）
９４６（４８）
８７６（６４）
６３７５（－）
４０８（－）

崩壊熱（MW)
３
プール水量（ｍ）
3/11時点
０．１８
９９０
０．６２
１３９０
０．５４
１３９０
２．２６
１３９０
１．０１
１３９０
０．８７
約１４５０
１．１３
約４０００
－－
４号機が最も熱的に厳しい状態であった

キャスク保管建屋

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2①４号機のプラント挙動

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3４号機におけるイベント
４号機の状態：定期検査中、シュラウド取替工事中のため原子炉内から全燃料を使用済燃料プールに取り出され、使用済燃料プールには燃料集合体１５３５体が貯蔵
３月１１日１４時４６分：地震発生
３月１１日１５時３０分前後：津波襲来
直流電源及び交流電源がすべて喪失
使用済燃料プールの冷却機能喪失、補給水機能喪失

３月１４日４時０８分：水温８４℃（運転員確認）
３月１５日６時１４分頃：衝撃音と振動発生
原子炉建屋５階屋根付近に損傷を確認（後日調査で４号機爆発音と判明）【フェーズA】
地震による損傷はないと考えられたことから、SFP水位がTAFまで低下するのは３月下旬と推定し、１～３号炉心冷却を優先しながら４号SFPの冷却の復旧を検討していた。
【フェーズB】
爆発の原因（課題１）や影響の程度（課題２）のみならず、水位が確保されているかも不明（課題３）な中、代替の冷却手段を模索していた。
ただし、建屋周辺線量は人がアクセス出来る程度であった。

３月１６日：上空よりプールの水面確認
３月２０日：放水車による放水（淡水）３月２２日：コンクリートポンプ車による注水開始（海水）【フェーズC】
水面が確認できたため、リアルタイムでの水位測定はできていなかったが、１～４号SFPの冷却の優先順位を考えながら注水した。
ただし、燃料の状態はわからないままであった。

３月３０日：コンクリートポンプ車による注水（淡水）７月３１日：代替冷却系による冷却開始

課題１
水素爆発の原因は？M-W反応？
課題２－１ プールは健全か？
課題２－２ 燃料は健全？
課題３
水位は？

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4

課題１ 水素爆発の原因は？
5階壁多くの壁が損傷も一部残存、4階はほぼ全面損傷－４号機の爆発後の外観

5階壁多くの壁が損傷も一部残存、4階はほぼ全面損傷、3階は北部のみ一部損傷○原子炉建屋５階（オペフロ）の壁の全面及び３，４階部分にも損傷○鉄筋コンクリート造の壁が広範囲に損傷した一方で、屋根トラスや柱がある程度の形状を維持して残存○水素は、３号機のベント流がＳＧＴＳを経由して流入と推定（ＳＧＴＳ線量測定により確認）○原子炉建屋の調査の結果、爆発は４階のＳＧＴＳダクト内で発生したと推定

5階は西側が一部残存するも、その他は柱も含め損傷、4階は1面のみ損傷

5階は一部のみ損傷、4階は西側が大きく損傷、3階は西端が損傷

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5課題１

水素爆発の原因は？

○使用済み燃料の過熱に伴う水素発生⇒水位が維持されていたため否定

4号炉原子炉建屋

排気塔

5階南側排気ダクト
4階西側排気ダクト○油の気化⇒建屋温度は100℃を超えないため否定

5F
4階東側排気ダクト

4F

ベントガス流↑3号機-----↓4号機

3F

逆流ガス

SGTS
A
O

A
O

AO

SGTS

SGTS
SGTS

排風機

AO

GL
A
O

AO

2F

AO

AO

－４号機における水素の所在○持ち込み可燃性ガス⇒ボンベ等では大規模爆発しないため否定○使用済み燃料プールにおける放射線分解⇒爆発に至るほどの量は発生せず否定

AO

↑４号機

排風機

SGTS排気管合流部

1F

排気筒→

↓３号機

3号機から4号機への水素の流入経路

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6

課題１ 水素爆発の原因は？

－ SGTSフィルタの線量測定結果

SGTS線量測定結果

３／４号機
排気筒

（測定日：平成２３年８月２５日）
逆流の可能性あり

約0.5mSv/h

約0.1mSv/h

約6.7mSv/h

原子炉建屋より３号機非常用ガス処理系排気管

約0.8mSv/h

非常用ガス処理系
排風機（Ａ）

非常用ガス処理系
放射能除去フィルタ

排気筒へ

圧力抑制室より

非常用ガス処理系
排風機（Ｂ）

約0.5mSv/h
約0.1mSv/h
約5.5mSv/h○４号機のSGTSには、電源喪失時に逆流を制限するダンパなし○３号機側の線量が高い⇒３号から４号に向かった放射性物質の流れの存在○４号機側の線量は低く、４号機の建屋線量が１～３号機と比較して低いことと整合
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7

課題１ 水素爆発の原因は？

－原子炉建屋内の状況○R/B5階の床面が上に盛り上がっている○R/B4階の床面が押し下げられている○R/B5階の空調吸気口の網が逆流方向に張り出し○R/B4階では、空調ダクトの残骸と推定されるガレキが多数存在

主な圧力の発生箇所は、R/B4階の空調ダクト付近であると推定
R/B４階の状況
N

R/B５階の状況：撮影方向：主な空調ダクト（事故前）

N※建屋配置はイメージ：撮影方向：主な空調ダクト（事故前）※建屋配置はイメージ⑥空調ダクトの残骸（上部）①上方向に変形した鉄筋⑩空調ダクトの残骸⑦空調ダクトの残骸（下部）④原子炉ウェル空調ダクト吸気口の網が逆流方向へ張り出し②床面の捲れ上がり⑧床面の下方への変形⑨空調ダクトの残骸⑪空調ダクトの残骸（上部に空調ダクトなし）⑫空調ダクトが設置されていた部分③床面の盛り上がり

無断複製・転載禁止 東京電力株式会社⑤使用済燃料プール空調ダクト
吸気口の網が逆流方向へ張り出し8課題２－１ プールは健全？

－構造上の健全性○ 使用済燃料プールの状況
使用済燃料プール下部にあたる２階で漏水等は発生していない○ プール周辺の壁の状況（シェル壁）
１階、２階のシェル壁については、建屋内の調査により損傷が無いことを確認
３階のシェル壁は、厚さが1850mmであり構造上問題は無いものと評価

使用済燃料プール内の状況

使用済燃料プール下部（床）の状況（Ｈ２３．５．２１撮影、下階から天井を見上げた写真）

シェル壁の状況

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9課題２－１ プールは健全？

－プールの傾き・建屋の傾き¾ 5階床面と原子炉ウェルおよび使用済燃料プールの水面の距離を計測¾ 四隅の測定値がほぼ同じであり、5階床面と水面が平行であることを確認（既に、H24.2.7とH24.4.12の2回実施し、建屋が傾いていないことを確認済み）¾ 外壁面の定点を、光学機器により計測することで、外壁面の垂直度を確認¾ 全ての定点において、建築基準法の制限値以内（※）であり、建物全体は傾いていない※建築基準法における許容応力度計算において、傾きは1/200以内であることが定められている。

：測定箇所

492ｍｍ

＜測定方法＞
492ｍｍ

機器貯蔵プール
機器貯蔵プール

492ｍｍ

約11ｍ

約12ｍ

北

使用済燃料プール
原子炉ウェル水面

461ｍｍ

約10ｍ

492ｍｍ
5階床面

鋼製定規

461ｍｍ

原子炉ウェル

461ｍｍ

461ｍｍ

使用済燃料プール

５階床面
測定値

５月1８日測定結果
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10課題２－１ プールは健全？

－耐震裕度向上工事¾再び東北地方太平洋沖地震と同程度の地震（基準地震動Ｓｓ）が発生しても、使用済燃料プールを含め、原子炉建屋が壊れないことを解析により確認しました。
¾4号機燃料プール底部を補強して、耐震余裕度を２０％以上向上させました。
<コンクリート打設前>

使用済燃料プール

鋼製支柱

鋼製支柱設置状況（2011/6/20撮影）<コンクリート打設後>

鋼製支柱
ｺﾝｸﾘｰﾄ壁

コンクリート壁※鋼製支柱（緑）の設置後 、コンクリート（赤）を打設
コンクリート打設状況（2011/7/21撮影）

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11課題２－２ 燃料は健全？

－プール内映像とサンプリング結果（１）使用済み燃料プール内の撮影結果○複数回に亘る使用済み燃料プール内の撮影（平成２３年４月２９日、５月７日、平成２４年２月９日）○使用済燃料プール内のがれき分布状況調査（平成２４年３月１５日～２１日）○これまでのところ燃料ラックの異常は確認されず（２）使用済み燃料プール水の核種分析結果○４号機の使用済燃料プール水から検出されたセシウムは１～３号機よりも２桁以上低い濃度（確認された放射性物質は１～３号機の炉心由来の可能性が高い）

検出核種
セシウム134
セシウム137
よう素131

半減期

濃度（Bq/cm3）
H23 4/12

H23 4/28

H23 5/7H23 8/20

（参考）H24 3/4

約2年

88495644

検出限界未満約30年935567610.13

約8日2202716

検出限界未満

検出限界未満燃料の大規模な損傷はなかったものと推定
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課題３ 水位は？

－水位評価と実績○定期検査終了後の全燃料取り出し状態であり、熱的に最も厳しかった（燃料が露出するのは３月下旬と推定していた）○プールゲートを介して原子炉ウェルの水が流入し、水位低下が緩慢に○プール内の写真及びプール水サンプリングの結果から、燃料の健全性は維持しているものと評価

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プールゲートからの水流入メカニズム13

②４号機以外のプール等の状態

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14１～３号機使用済み燃料プールの温度・水位評価

１号機使用済み燃料プールの温度・水位

３号機使用済み燃料プールの温度・水位○崩壊熱が小さく、温度は70℃程度で推移○蒸発に伴う水位低下あるが、水深は確保○１，３号機は原子炉建屋爆発でもプール機
能は維持

２号機使用済み燃料プールの温度・水位

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５，６号機使用済み燃料プール、共用プールの温度

５号機使用済み燃料プールの温度

共用プールの温度○崩壊熱が小さく、温度は70℃程度まで上昇○燃料の冷却に支障なし

６号機使用済み燃料プールの温度

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１～３号機使用済み燃料プール水位サンプリング

１号機スキマサージタンク水サンプリング結果
３号機スキマサージタンク水サンプリング結果○初期に短半減期核種を検出○いずれも原子炉停止後７ヶ月以上経過○タービン建屋の核種組成と類似

プール水の汚染は、原子炉由来と推定
２号機スキマサージタンク水サンプリング結果

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乾式貯蔵キャスクの状態

乾式貯蔵キャスクの構造○大型乾式貯蔵キャスク５体（ ５２集合体／キャスク）○中型乾式貯蔵キャスク４体（３７集合体／キャスク）○合計４０８体貯蔵○津波により大量の海水、砂、瓦礫等が建屋に流入○床面浸水、ルーバや扉等の損壊○空気の流れの阻害はなく、冷却上の問題なし○放射線場もバックグラウンド程度

密封性能維持と推定。今後、リーク試験予定。
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１～４号機使用済み燃料プールの現況
原子炉建屋

スキマサージタンク

廃棄物処理建屋
注水

使用済燃料プール

FSTR建屋

A より熱交換器ユニット

FE-52A

MO-F004B

冷却塔

一次系
AO-F015

PI-45
AO-11

熱交換器

MO-F004A

ＦＰＣ熱交換器： 既設ライン： 一次系仮設ライン： 二次系仮設ライン： 外部注水ライン： 将来設置ライン

１号機

約９３日

２号機

約４２日

３号機
４号機

約４７日
約１６日

屋外

循環冷却システム
FG-47B

ポンプ、熱交換器は運転していない

号機

冷却停止時の余裕注（施設運営計画）

MO-F001

一次系ポンプサージタンクF/D
FG-69A

塩分除去装置二次系

注： 初期温度仮定６５℃、水位がＴＡ
Ｆ＋２ｍとなるまでの時間（H23.10.17時点の崩壊熱）

補給水二次系ポンプ

A へ

2号機燃料プール水 塩素濃度の推移

２号機使用済み燃料プール冷却設備の例

1800

1.00E+06
1600

1500
1200

1.00E+04900

1.00E+03
586

600

1.00E+02260

300

1.00E+01130

目標値:100ppm

90
60

35

110
H23.11.1

放射能濃度〔Bq/cc〕

塩素濃度〔ppm〕

水位維持のための信頼性確保対策
・冷却系の動的設備の冗長化
・補給水系の冗長化
・バックアップの注水設備（消防車、アニマル）
・水源の多様化

1.00E+051352

1.00E+00
H23.12.1

H24.1.1

H24.2.1

H24.4.1

H24.5.1

H24.6.1

H24.7.1

日時

塩素濃度

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H24.3.1

Cs137

Cs134

19

御清聴ありがとうございました

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