原子力学会安全部会セミナー資料

資料3
福島第事故からのプラント設計における教訓と対策
日立GEニュークリア・エナジー株式会社
２０１２年２月１７日

福島の事故についての要約
 福島第一発電所のプラントは、２０００年にAM対策も整備されており、世界水準の安全レベルを達成していた。
 今回の事故は、地震後約40分に襲った設計想定を超えた津波により、全交流電源喪失と最終ヒートシンク喪失を同時に引き起こしただけでなく、多重、多様に用意していた設備（AM対策設備を含）のほとんどが機能喪失したことによるものである。
 加えて、直流電源の喪失、メタクラ/パワーセンターの浸水、全ての低圧注水手段の喪失（水源を含）は、あらゆる回復操作を阻むものだった。
 低圧注水手段を長期間喪失していたために、原子炉の減圧ができずに炉心損傷を引き起こし、さらに格納容器の過温破損を防ぐことができずに土壌汚染を招いてしまった。

２０００年の福島サイトのシビアアクシデント対策
z 代替注水系は既存のシステム（残留熱除去系（RHR）/低圧注水系（LPCI）、復水補給水系（MUWC）、消火系（FP））と複数の水源を用いてRPVもしくはPCVに冷却水を供給
z 耐圧強化格納容器ベントシステムでS/CもしくはD/Wから崩壊熱を除去
既存のシステム
追設したシステム

復水補給水系

SGTS

消火系
耐圧強化格納容器ベントシステム
RHR

他の水源との接続
3福島事故に対する緊急時操作手順実施の状況
今回のアクシデントマネジメントの成否
福島第福島第一二

全交流電源喪失（スクラム成功）①高圧注水系による炉心冷却¾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。
¾SBO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実施

1号
機

2号
機

3号
機

1～4号
機

×○

○○

②原子炉圧力容器（RPV）減圧¾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。
③低圧注水系による炉心注水（代替策含む）

×¾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。
¾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。
¾D/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） （遅延）△（遅延、容量不足）○○⑥格納容器（PCV）除熱（PCVベント）¾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*を実施し、W/Wベントが万一できない場合はD/Wベントを実施。
¾炉心損傷後は、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にPd～2Pdの間でW/Wベントを実施。
*：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。
○：成功△（ベント遅延）×△（ベント開状態維持困難）△：実施できたが問題あり○（PCV冷却有）

×：失敗

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（１）福島第二２号機の事象進展と運転操作（冷温停止成功例）
地震スクラム後、津波到達¾3/11 15：22 津波が到達し、海水系水没。最終ヒートシンク喪失状態となった。
¾非常用DGは水没したものの、外部電源は維持。電源盤の一部、直流電源は被水を免れた。
①高圧注水系による炉心冷却¾海水系水没による冷却機能喪失により、復水器での主蒸気凝縮ができないため、主蒸気隔離弁を全閉し、3/11 15：43 原子炉隔離時冷却系（RCIC）を手動起動。
¾以降、RCIC起動停止を適宜行い、原子炉水位を維持。
②原子炉圧力容器（RPV）減圧¾外部電源が使用できたことから、復水補給水系（MUWC）のラインナップが可能であった。
¾3/11 15：41 逃がし安全弁（SRV）の手動開閉によるRPV減圧を開始。
¾以降、SRVの手動開閉を適宜行い、低圧注水が可能な圧力までRPV圧を徐々に減圧。
③低圧注水系による炉心注水（代替策含む）¾3/12 4：50 MUWCによる代替注水を開始。
（本来使用する残留熱除去系（RHR）は、海水系水没により使用できず）④PCV冷却¾圧力抑制室（S/C）温度が100℃を上回ったため、3/12 6：30 純水補給水系によるS/C冷却を開始（7：52停止）。
¾3/12 7：11 MUWCによるPCVスプレイを開始（以降、適宜実施）。

⑤原子炉除熱¾所外からヘリコプターで輸送した仮設ケーブルを敷設し、海水熱交換建屋の電源を復旧。
¾RHR冷却系海水ポンプの電動機、冷却水ポンプの電動機等の配電盤が使用不能であったため、他の配電盤から仮設ケーブルにより給電を実施。3/14 7：13 RHR（B）が復旧し、S/Cの冷却を開始。
¾3/14 10：48 RHR（B）により原子炉注水を開始。
参考
原子炉冷温停止（3/14 18：00 原子炉水温度100℃未満）

1号機：海水系設備の一部は、モータ洗浄したが再使用できなかったため、三重県から自衛隊の輸送機で運び交換。
4号機：柏崎刈羽原子力発電所から陸送したモータと交換。

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（２）福島第一サイトの事象進展と現状のAM策の有効性/問題点（1号機を事例として）
事象進展
3/11 14：46

地震スクラム

外部電源喪失⇒非常用DG自動起動
原子炉隔離⇒IC自動起動、手動間欠運転
3/11 15：35

現状のAM策の有効性/問題点

全交流電源喪失（SBO）（電源融通失敗）
・AM策として2号機との低圧AC電源融通設備を有していたが、津波で電源融通不可。
・電源車が3/11 23時頃到着したが、1号機は電源盤が全て水没、2号機は電源盤の水没を一部免れたが、障害物散乱等による建屋へのアクセスが困難のため、長期間電源復旧不能。

津波到達・非常用DG、電源盤水没⇒全交流電源喪失（電動機使用不能）
・電気品室水没により直流電源喪失（電源盤水没、計測制御設備使用不能）⇒IC、HPCI機能喪失、遠隔からのSRV操作不能
・海水系喪失⇒最終ヒートシンク（冷温停止機能）喪失
水位低下
3/11 18：30

炉心損傷開始（解析）3/12 2：30

RPV低圧/PCV高圧を確認*1

3/12 5：46

消防車により淡水注水開始

3/12 7：20

RPV破損（解析）3/12 8：00

PCV過温漏えい*2（解析）3/12 9：30

PCV（W/W）ベント着手

3/12 14：30

PCV（W/W）ベント成功

3/12 15：36

建屋爆発

高圧炉心冷却／原子炉減圧操作失敗
・津波によりDC電源が喪失したため、直流電源を必要とする計装及び高圧系（IC、HPCI）による高圧冷却機能喪失。 ⇒低圧注水系ラインナップ、減圧操作の時間的余裕の不足。
・

教訓１：フェイルセイフの見直し（ICの機能喪失）
教訓２：計装の信頼性・信憑性と対応操作

炉心注水遅れ（代替注水）・炉心損傷による減圧後以下の代替注水操作を実施したが既設の注水系はすべて機能喪失。
・消防車の融通、建屋へのアクセス及び消火系ラインへのつなぎ込みに手間取り、消防車を用いた消火系ラインからの注水の遅れ。
・水源の喪失のため、連続注水困難⇒消防車（注水能力は1m3/回）で防火水槽とFPの送水口を往復しながらの注水・注水できない期間の長期化の結果、PCV温度が上昇しPCVフランジ部ガスケットからリークが発生

教訓３：注水系/冷却系の多様化
教訓４：AM設備のアクセス性、操作性、実効性
教訓５：格納容器バウンダリー防護の多様化
PCVベント遅れ（耐圧強化ベント）・電源喪失/空気圧低、浸水、高線量のため、弁のラインナップ困難により適切なタイミングで実施することができなかった（着手からベント成功まで約6時間）。

教訓４： AM設備のアクセス性、操作性、実効性

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教訓１：フェイルセイフの見直し
ICは原子炉隔離時の冷却設備として一次系の隔離機能を優先⇒SAまで機能を期待した時のあり方
蒸気復水器

蒸気ＭＯ

ＭＯ

凝縮水
＜復水器＞
原子炉からの蒸気を凝縮させ原子炉に戻す。

ＭＯＭＯ

DC電源

AC電源

原子炉圧力容器

DC電源 AC電源

ＩＣ戻りライン外側隔離弁

原子炉格納容器＜通常の弁動作＞・ＩＣ戻りライン外側隔離弁のみ
常時「閉」。 ＩＣ系起動時に「開」。
・配管破断検出時、全弁「自動閉」(主蒸気漏えい防止のためのｲﾝﾀｰﾛｯｸ)。
＜電源喪失時の弁動作＞
・駆動電源が喪失した場合、開閉状態は維持される。
・制御電源喪失時、駆動電源が健全であれば、「閉」。
（ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ確保を優先）＜福島での事象＞
・駆動電源が残っている状況で制御電源が喪失し、一部の弁が閉動作したと考えられる。
(最終的な開度は、制御用/駆動用の電源喪失のタイミングによる。）
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教訓２：計装の信頼性/信憑性と対応操作
原子炉水位、圧力、温度などのAM実施上必要な計装の信頼性/信憑性が重要zDC電源喪失時のバックアップ⇒小容量でも迅速さ
z計測器の適用レンジの拡大と環境条件の見直し⇒設計条件での精度とSA時の精度要求の違いを考慮

信憑性を確認する別の手段を確保することは重要
z嘘をついている計測器を見抜くことの難しさ⇒棄却の判断ができるだけでも十分

信憑性が無いと判断した場合のAM手順と訓練が重要
z計測不能な状態でのAM手段を充実

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教訓２：計装の信頼性/信憑性と対応操作◆水位計の事例
原子力プラントでは原子炉水位計装として差圧式水位計を使用しているが、福島事故ではＰＣＶ内温度が高く、基準水位とするＰＣＶ内の凝縮槽と計装配管内の水が蒸発して基準水位が喪失し、正確な計測が出来ていないと判断されている（ＩＡＥＡ政府報告書より）
PCV

PCV

D/Wガス温度(上昇）＞RPV飽和温度
で基準水が沸騰・喪失→PL水頭圧減少

凝縮槽

凝縮槽

RPV

RPV

水位計指示

PL

実際の水位

L側

差圧計

H側PH差圧（ΔP）＝PH－PL

L側

差圧計

H側

PL水頭圧減少→ΔPが増加→水位を過大評価することとなる

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教訓２：計装の信頼性/信憑性と対応操作◆水位不明時の対応フローチャート
水位不明

徴候ベース
インターフェース

ＳＲＶ開

注水確保
低圧注水系
起動

Y

全注水系統の再起動
N
ＲＣＩＣ起動

Y

ＳＲＶ開

注水の継続

原子炉水位
ＴＡＦ以上で安定を確認*

N
N
代替注水系
復旧

Y
・指示計の電源喪失
・指示計に「バラツキ」，ＴＡ
Ｆ以上を確認できない
・D/W温度がRPV圧力に対する飽和温度以上

ＮＩＳＡホームページ「東京電力株式会社福島第一原子力発電所の事故時運転操作手順書について」を基に作成
http://www.nisa.meti.go.jp/earthquake/manual/manual_index.html

N*水位計回復の場合

Y

炉心損傷
開始確認

NY

注水の継続

シビアアクシ
デント

影響の緩和
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教訓３：注水系/冷却系の多様化
水密強化やプラント配置の対策は重要だが、設備設計の条件を超えた「想定外」での機能喪失も考慮
zプラント外からの救援/支援も含めた多様化

水源まで含めて機能維持の達成も考慮
zサイト内、サイト外からの水の融通を含めた水源の多様化

常設の設備も設計想定を超えると機能喪失の可能性も考慮
z常設の設備だけではなく仮設の設備も含めた多様化

想定外の事態でも対応することも考慮
z多様なシナリオに対応できるようなAM設備と手順
z想定外の場合でも炉心注水、格納容器注水を実行できるような柔軟性のあるAM設備と手順

11注水系/冷却系の多様化の例◆緊急時の使用済み燃料貯蔵プールの冷却確保
・外部注水口の設置
・専用注水ラインの設置

原子炉建屋(R/B)

使用済燃料貯蔵プール

原子炉格納容器(PCV)

復水補給水系
または，消火系より◆緊急時の最終的な除熱機能確保
・原子炉の注水・冷却機能強化（消防車配備）・可搬式の水中ポンプによる除熱機能確保
・空冷式の除熱システムによる除熱機能確保◆緊急時の最終的な除熱機能の確保燃料プールへ

主蒸気系配管

可搬式の海水ポンプまたは，代替補機冷却システム

原子炉
圧力容器
(RPV)

給水系配管

主排気筒

残留熱除去系
(RHR)

直流電源
（蓄電池）

制御棒
駆動機構

復水貯蔵槽より～・原子炉格納容器の減圧に使用する空気作動弁に窒素を供給する機能の確保

原子炉隔離時冷却系(RCIC)◆空冷式の除熱システムクーリングタワー

補給水源◆非常用防災棟
空冷冷却機

循環ポンプ

補給水ポンプ補給水源
建物：高耐震または◆可搬式の除熱システム

免震

防災
建屋

専用配電盤
非常用冷却設備
バッテリ・制御装置

非常時
操作盤
原子炉代替冷却用ﾎﾟﾝﾌﾟ

軽油タンク

原子炉

タービン
建屋
建屋

非常用発電機

燃料移送ﾎﾟﾝﾌﾟ
蓄電池

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教訓４：AM設備のアクセス性、操作性、実行性
WWベント弁のアクセス性とラプチャーディスクの問題◆ アクセス性と操作性の問題事例
・WWベント弁がバウンダリー近傍に設置していたために、手動開実施する上でアクセスと操作に困難
・外部から注水実施時に繋ぎこみ先へのアクセスが困難
・外部から注水のバイパスがあり、炉心への有効な注水に遅れが発生

ＳＧＴＳへ耐圧強化
格納容器
ベントシステム◆実効性の問題事例
・ラプチャディスクは誤操作によるバウンダリ機能喪失を防止するために設置していたが，タイムリーなWWベント実施の阻害

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アクセス性，操作性、実行性の改善◆アクセス性の改善例

排気筒（スタック）① 遠隔手動ハンドルの追加により，操作時の被曝を低減② 代替注水の注水口の分散配置により，容易に接続可能な構成④◆操作性の改善例③ 常用負荷への隔離弁追設により，容易にバイパス対策可能な構成④ 燃料プールへの代替注水専用ライン追設により，容易に注水可能な構成

⑤

燃料プール

ﾗﾌﾟﾁｬｰ
ﾃﾞｨｽｸ

建屋外

消火ホース

燃料プール
注水口

②

①

低圧注水系注水口
低圧注水系(RHR)

GL
MUWC
FP

遮へい壁
常用負荷

◆実行性の改善例⑤ ラプチャーディスクをバイパス可能な構成もしくはラプ
チャーディスクの削除

常用
負荷

常用
負荷

常用
負荷
ろ過水タンク③
復水貯蔵タンク
エクステンション弁14

教訓5：格納容器バウンダリー防護の多様化
事象進展
PCVフランジ部等の過温漏えいにより放射性物質が直接放出
PCVフランジ部

炉心損傷

FP
RPV破損

炉心注水遅れPCVガス温度上昇

PCV過温漏えい発生

W/WベントPCVベント遅れ※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が抑制される。

z 福島第一サイトのW/Wベントの状況③１F‐1 建屋爆発
②１F‐1 W/Wベント–

代替注水遅れ及びPCVベント遅れにより、ベント前にPCV過温リークが発生し、W/Wベントによる放射性物質放出抑制を効果的に実施できなかった可能性が大–バックグラウンド上昇の主要因は、 R/Bに直接放出されたFPの環境への直接放出

放射性物質がPCV外へ直接放出③１F‐3 建屋爆発

②１F‐3 W/Wベント④１F‐2
PCV圧力低下

線量z 対策
––注水機能の強化により過温シーケンスを回避
過圧シーケンスは、WWベントによりバウンダリー防護–

さらに、非金属部の直接冷却（原子炉ウエルへの水張，注水等）で過温 前からバックグシーケンスへの余裕向上
ランドの上昇①W/Wベント以②W/Wベント時の線量の影響は確認できない。

③1F‐1/1F‐3建屋爆発及び④1F‐2PCV圧力低下以降にバックグランドが上昇

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格納容器の過温破損防止強化策 ｰ非金属部の冷却強化の例ｰ

非金属部の冷却の強化：PCVトップヘッドの冷却対策の例– 原子炉ウェル水張り，あるいは注水冷却によりPCVトップヘッドのフランジを冷却

PCVトップヘッドの冷却対策
PCV内：加熱状態

PCV外：水張り

既存系統の活用等
ろ過水ﾀﾝｸ

温度勾配

消火系ﾎﾟﾝﾌﾟ(ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ駆動)
PCVトップヘッドフランジ部

復水貯蔵ﾀﾝｸ
復水補給水系
ﾎﾟﾝﾌﾟ(電動駆動)

RHR系

電源車

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まとめ（教訓の総括）

自然の脅威に真正面から立ち向かうことの限界
z 地震も津波も想定を超えた事態に対する対策が重要
z 想定を超えた自然災害はプラント安全設計とは別の防災の「備え」

「備えあれば憂いなし」と言いながら・・・
z 原子力災害法はあっても、その実行性が無かった
z 事業者の「備え」に加えて行政の「備え」が必要

格納容器防護の重要性の再認識
z 格納容器の過温破損により土壌汚染が発生
z 格納容器の過温破損を如何にして守るかが重要想定を超えた自然災害が発生しても「格納容器を守りきる備え」を行政と事業者において多面的に整備