原子力学会安全部会セミナー資料

資料５

福島第事故の教訓を反映した
今後の安全確保の考え方

日立GEニュークリア・エナジー株式会社
２０１２年８月１０日

目 次
1. 福島事故の教訓
2. アクシデントマネージメントの改善
3. 想定外も含めた安全確保体制
４．海外の教訓との比較
５. まとめ2

１．福島事故の教訓
1.1.福島第一サイトのプラントの安全設備と対策
 原子力発電プラントは、「深層防護」を基本思想として、多重、多様な手段で安全性を確保する設計を行ってきた。
 実際に安全設備の設計を行うためには、「設計条件」を設定する必要があり、代表的もしくは包絡的な事象シナリオを想定し、そのシナリオに適切な裕度を確保した設計条件を設定することで確実に機能する設備を設計（決定論に基づく設計）
 一方、「深層防護」の思想に基づいて、設計で想定した事象シナリオに包含されない事態についても検討が行われ、有意なリスクに関してはリスク低減のためのAM（アクシデント・マネージメント）として安全設備以外の系統からの注水機能の強化などを実施
 福島第一サイトのプラントは直接サイクルのＢＷＲであるため、炉心に直接注水することが容易であることから、多種多用な注水手段を備えておくことが安全上の基本戦略

1.1.1. 福島第一 1号機の安全注水系
非常用復水器（ＩＣ）
DCAC

DC A
CA DCC

炉心スプレイ系（ＣＳ）・１００％×２基
・自然循環

A DCC

・１００％×2系統
・非常用電源駆動

原子炉自動減圧系（ADS）

高圧注水系（ＨＰＣＩ）

・４弁
・ＤＣ電源とアキュミュ
レータ圧力で作動

・1００％×１系統
・タービン駆動

4

1.1.2. 福島第一 ２、３号機の安全注水系（１/２）
原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）

・1００％×１系統
・タービン駆動

高圧注水系（ＨＰＣＩ）

炉心スプレイ系（ＣＳ）・１００％×2系統
・非常用電源駆動

原子炉自動減圧系（ADS）
・８弁
・ＤＣ電源とアキュミュ
レータ圧力で作動

・1００％×１系統
・タービン駆動

51.1.2. 福島第一 ２、３号機の安全注水系（２/２）
低圧炉心注水系（ＬＰＣＩ）

・１００％×2系統
・非常用電源駆動

6

1.１.3．シビアアクシデント対策設備
福島第一サイトのプラントでは、設計想定を超えた事態におけるリスク低減対策として、注水系、除熱系、電源系を多様化して、設計の想定を超えた事態をマネージメントする設備を整備

代替注水設備

耐圧強化ベント7

事故時の基本的な収束手順
事故発生

・再循環ポンプトリップ
・代替制御棒挿入

スクラム（炉停止）

・CRD

原子炉圧力
21

高温待機運転炉圧高もしくは炉水位低で自動起動

1 ・IC/RCIC
・HPCI

12

原子炉圧力の減圧

低圧注水系の待機を確認後運転員による減圧操作

2・ADS/SRV453

3 低圧注水開始

低圧注水系の注水開始

3・CS×2/LPCI
事故

Y 4
格納容器温度高

格納容器冷却

崩壊熱除去系起動

冷温停止

冷温停止

4・MUWCによる注水・消火系による注水

5・MUWCによる注水・消火系による注水
・PCVベント・PCVスプレイN

5時間

・SHC×2
ＲＨＲ

設計基準事故の設備

ＡＭ対応設備8

1.２．事象進展と得られた教訓
1.2.1. 1号機の事象進展と教訓
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

現状のAM策の有効性/教訓
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、電源盤が全て水没したため長期間電源復旧不能
教訓１：電源盤など重要設備の配置改善と重要設備の可搬とアクセス手段準備

3/11 15：35

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2：隔離弁の構成とあり方
教訓3：重要機器に対する予備直流電源の常備
教訓4：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温度が上昇しガスケットからリークが発生
教訓5：注水系/冷却系の多様化
教訓6：AM設備のアクセス性、操作性、実効性
教訓7：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6： AM設備のアクセス性、操作性、実効性
99

1.2.2. ２号機の事象進展と教訓
現状のAM策の有効性/教訓

事象進展
3/11 14：47

全交流電源喪失（電源融通）

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⇒RCIC手動起動/停止*1、SRV開閉繰り返し
3/11 15：35
3/11 15：39

津波到達*1：原子炉水位高による自動停止

RCIC手動起動・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（P/Cの一部は被水を免れた） ＊RCICは運転継続
・海水系喪失⇒最終ﾋｰﾄｼﾝｸ（冷温停止機能）喪失
3/14 13：25

RCIC機能喪失
水位低下

3/14 17：17

炉心損傷開始（TAF到達）

3/14 18：00頃

減圧（SRV開）操作

3/14 19：54

消防車により海水注水開始

3/14 21：00

W/Wベント構成完了

・AM策として1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
・最初の電源車が3/11 23時頃到着し、障害物でアクセスが困難中を使用可能な電源盤に接続して CRD及びSLC による原子炉への代替注水を準備していたが、直前に1号機の建屋爆発による飛散物でケーブル及び電源車が破損
教訓１：電源盤など重要設備の配置改善と重要設備の可搬とアクセス手段準備
原子炉減圧/炉心注水遅れ（代替注水）・消防車を用いた海水注入ラインを構成していたが、3/14 11：01 3号機建屋爆発の影響で、消防車及びホースが破損して使用不能
・余震の発生による作業中断と退避のため、海水注入の再ライン構成の遅れ
・ SRV開はRCIC停止後約4時間30分後に通勤用自動車バッテリにより中操計器盤から実施したが、電圧が不足などで手間取り、開操作着手から約2時間遅れ
・ また、S/Cの温度/圧力が高く、凝縮しにくい状況を考えて格納容器ベント作業を優先させたこと、さらに消防車の燃料切れによる停止が重なって、海水注入開始
は、RCIC停止後約6時間30分後まで遅延⇒減圧/低圧注水系のラインアップが遅れにろり炉心損傷
教訓2：隔離弁の構成とあり方
教訓3：重要機器に対する予備直流電源の常備
教訓4：計装の信頼性・信憑性と対応操作
教訓5：注水系/冷却系の多様化
教訓6：AM設備のアクセス性、操作性、実効性
教訓7：格納容器バウンダリー防護の多様化
PCVベント失敗（耐圧強化ベント）

3/15 0：02

D/Wベント構成完了

3/15 6：00～6 ：10頃

S/C付近で衝撃音

・W/Wベントのラインナップは完了したが、S/C側の圧力がラプチャーディスク作動圧よりも低いためベント失敗
教訓6： AM設備のアクセス性、操作性、実効性

1010

1.2.3． ３号機の事象進展と教訓
現状のAM策の有効性/教訓

事象進展
3/11 14：46

全交流電源喪失（電源融通）

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⇒RCIC手動起動、 SRV開閉繰り返し・AM策として4号機との低圧AC電源融通設備を有していたが、津波により4号機も同じ状況に陥っており、電源融通不可
・電源車が3/11 23時頃到着したが、電源盤水没のため長期間電源復旧不能

3/11 15：35

教訓１：電源盤など重要設備の配置改善と重要設備の可搬とアクセス手段準備

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）
・DC主母線盤は被水を免れ、直流電源は正常・海水系喪失⇒最終ヒートシンク（冷温停止機能）喪失
3/12 11：36

RCIC停止（ﾊﾞｯﾃﾘ枯渇*1）

3/12 12：35HPCI自動起動（L2）
炉圧降下*2

3/13 2：42

3/13 9：08*1：RCIC起動から約20時間動作（ﾊﾞｯｸｱｯﾌﾟ用蓄電池による）*2：7.53MPa→
0.58MPa

HPCI停止（炉圧低）
炉圧再上昇（約7.4MPa）*3 *3：RCICによる注水を試みたが、再起動せず
減圧（SRV開）操作*4

原子炉減圧/炉心注水遅れ（代替注水）・HPCI停止直後に減圧のためSRV開操作を試みるが、空気供給ラインの電磁弁励磁用のバッテリが不足（予備バッテリは1、2号機に使用 ）し、減圧失敗
・炉圧が再上昇したため、消火系のディーゼル駆動消火ポンプ（D/D FP）（ 3/12 18時頃ラインナップ完了）により注水を試みるも失敗。
・消防車要請するも1号機に使われ到着せず。構内道路修復、ガラ撤去により5/6号側との往来が可能となり消防車1台到着。2Fからの消防車1台とで防火水槽の淡水を水源として注水ラインを形成。
・SRV開はHPCI停止から約6時間30分後に通勤用自動車バッテリを用い、中操計器盤から実施⇒減圧/低圧注水系のラインアップが遅れにより炉心損傷
教訓2：隔離弁の構成とあり方
教訓3：重要機器に対する予備直流電源の常備
教訓4：計装の信頼性・信憑性と対応操作
教訓5：注水系/冷却系の多様化
教訓6：AM設備のアクセス性、操作性、実効性
教訓7：格納容器バウンダリー防護の多様化

3/13 9：20

PCV（W/W）ベント

PCVベント開状態維持困難（耐圧強化ベント）

3/13 9：25
13：12

消防車により淡水/海水注水開始

・照明用小型発電機を用いた弁励磁、ボンベ交換によりベントに成功。
・ただし、AO弁駆動用空気圧や空気供給ラインの電磁弁励磁の維持が困難となり、開状態維持が困難。開操作を複数回実施。

3/14 11：36

建屋爆発*4：SRV開放により炉心が完全に露出し、炉心損傷に至る（解析）

教訓6： AM設備のアクセス性、操作性、実効性

1111

教訓１：電源設備など重要設備の配置改善と重要設備の可搬と緊急時のアクセス手段
津波に対しては、可能な限り高位置に重要機器を配置すること及び水密化は有効しかし、給排気口の存在や過大な水撃力により完全な防御は困難

障壁Ⅰ 敷地造成
障壁Ⅱ 防潮堤
障壁Ⅲ 建屋外壁水密化

給排気口や扉、貫通口などから浸水の可能性

想定高さを超えた津波やその他の外部リスクに対しては、別の場所からの可搬もしくは仮設による復旧対策が必要
電源車、電源盤、注水系などの高台や防災棟（完全水密建屋など）に常備緊急時のアクセスのために、緊急取り付け口の確保とアクセスルート作成のための重機の常備

障壁Ⅳ
高台防災棟
T/B

T/B

R/B

R/B

Rw/B C/B S/B
1212

教訓2：隔離弁構成のあり方
非常用復水器（IC）あるいは原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）は原子炉隔離時の冷却設備として設置されており、機能喪失の場合でもＨＰＣＩや原子炉減圧から低圧注水系に役割を移行することが現行の設計⇒系統内で破断を検知した場合（検知不能の場合も含む）は、隔離を優先させているため、1号機ではＤＣ電源喪失から検知不能となり隔離信号が発生し、維持されていたＡＣ電源により隔離弁が動作しICが機能喪失した可能性
隔離弁の動作に関しては、過酷事故（SA）まで考えて隔離よりも機能優先の考え方もあるかもしれないが、設計基準事故時のバウンダリー機能確保やＳＡ時にも隔離が必要な事
態も想定⇒隔離優先を基本としつつ、必要な場合は隔離弁を手動もしくは遠隔で開ができる手段（隔離弁の格納容器外側設置、予備の直流電源の常備）を追加

RCICの隔離弁構成

ICの隔離弁構成13教訓３：重要機器の予備直流電源の常備
ＤＣ電源の喪失あるいは枯渇によって、以下の問題が発生
z計装の機能喪失により状態の把握が困難
zＳＲＶによる減圧が遅延
zRCIC、HPCIなどの注水系の起動信号の喪失⇒可搬のＤＣ電源もしくは予備DC 電源を準備

仮設電源

記録計電源

検出器電源

可搬式電源盤14

教訓４：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
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

15

教訓５：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

16

教訓６：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
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
・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
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・外部から注水実施時に繋ぎこみ先へのアクセスが困難
アクセスが困難・外部から注水のバイパスがあり、炉心・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◆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・・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ベント実施の阻害いたが，タイムリーなWWベント実施の阻害

17

アクセス性，操作性、実行性の改善◆アクセス性の改善例◆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
遠隔手動ハンドルの追加によ①
り，操作時の被曝を低減
り，操作時の被曝を低減② 代替注水の注水口の分散配代替注水の注水口の分散配②置により，容易に接続可能な構成
置により，容易に接続可能な構成◆操作性の改善例◆操作性の改善例③ 常用負荷への隔離弁追設に常用負荷への隔離弁追設に③より，容易にバイパス対策可能なより，容易にバイパス対策可能な
構成
構成④ 燃料プールへの代替注水専
燃料プールへの代替注水専④用ライン追設により，容易に注水用ライン追設により，容易に注水可能な構成
可能な構成

④
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)

GLMUWC◆実行性の改善例◆実行性の改善例

FP
遮へい壁⑤ラプチャーディスクをバイパス可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
能な構成もしくはラプチャーディス
クの削除
クの削除

ろ過水タンク③
復水貯蔵タンク
エクステンション弁18

教訓７：格納容器バウンダリー防護の多様化
事象進展
FP

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

炉心損傷

RPV破損

PCVフランジ部

炉心注水遅れPCVガス温度上昇

PCV過温漏えい発生

PCVベント遅れ

W/Wベント※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。

z③１F-1 建屋爆発
②１F-1 W/Wベント

福島第一サイトのW/Wベントの状況– 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高い。
– 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が建屋爆発により環境へ放出されたものと考えられる。

放射性物質がPCV外へ直接放出③１F-3 建屋爆発

１F-2 PCV圧力低下②１F-3 W/Wベント

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）で過温シーケンスへの余裕向上①W/Wベント以前
からバックグランドの上昇②W/Wベント時の線量の影響は確認できない。

③1F-2PCV圧力低下
以降にバックグランドが上昇

19

1.3. 福島事故の教訓のまとめ
 設計を超える過酷事故のリスクを認識してＡＭ（アクシデント・マネージメント）を整備していたが、福島ではその想定を超えた事態を経験
z 想定を超える事態（想定外）に対する安全確保の考え方が重要
z 事態に応じて的確な判断と指示、実行をする体制と教育、訓練が重要
 特に、福島事故のようなサイト全体に被害が及ぶような事態には、プラントの設備対策とＡＭでは限界z オンサイト、オフサイトを含めた多重、多段の安全確保の考え方が必要
z 「誰が何時までに何をするのか」を平時より明確にして「備え」を怠らないことが重要 ＡＭ設備も想定外の事態において不十分な働き
z 様々な場面に対して実行性、操作性のあるＡＭ設備が重要
z 初動を的確に実行するためには、計測の信憑性が重要
20

２．アクシデント・マネージメントの改善
設計基準事故を越えた事故に対しては、これまでのＡＭを実行性のあるものに改善することが重要加えて、自然災害などの外的リスクに対してはプラント外からの救援を迅速に行う手順、体制が重要（プラント内、オンサイト、オフサイト各段階での多様なAM)
既存ＡＭ設備と手順の改善

プラント外からの救援体制
代替Hx(海水側)
出口より

26

約12000Hx

50

代替Hx(海水側)
入口へ

2700

ポンプ
代替Hx(淡水側)
入口へ

代替冷却装置外観

入口側

代替海水ポンプ

出口側部はホース接続

ヤード
Ｔ/Ｂ＋

海
代替Hx(淡水側)
出口より冷却用配管入口側（新規追設）

冷却用配管出口側（新規追設）

冷却用配管外観
ＲＨＲへ ＲＨＲより

21
21

中長期でのＡＭの改善案（例）現場のリスクと重荷を低減し、ＡＭをより実行性のあるものに改善して行く努力が重要

空冷DEG

如何なる災害においても最後まで機能を保持する防災建屋（通常時開口部無しなど）
ＡＭに必要な予備品などの保管
災害時の前線基地

空冷DEG

2222

３．想定外も含めた安全確保の体制（案）（１）事故のレベルに応じた多重、多様な安全確保体制
事故の発生防止～炉心損傷防止までは、個々の事業者による安全確保
z高い信頼性と裕度のある設備と運転・保守管理による事故発生防止と影響緩和
炉心損傷に至った場合、個々の事業者だけで事態を収束できなくなる可能性が高くなるため、事業者だけでなく行政も含めた多面的（機材、情報共有体制、連携活動訓練など）な安全確保体制（２）緊急事態に備えた規制の整備
ＡＭに適した設備を速やかに導入できる規制体系
z想定外の事態に対しても柔軟な運用を前提とした規制
z迅速な導入ができる審査プロセス
緊急時と平時の適切な基準の使い分け
z従業員の被曝限度
z管理区域からの雨水の放出
23

安全確保のための戦略的展開の考え方（案）ﾌﾟﾗﾝﾄ状態
対応状況

対策

LEVEL1（通常時）

LEVEL2（過渡事象時）

LEVEL3（ＤＢＡ）

LEVEL4（ｼﾋﾞｱｱｸｼﾃﾞﾝﾄ対応）

LEVEL5（放射性物質の重大な放出の放射線影響の緩和）

プラント内ＡＭ

プラント安全設計

炉心損傷
オンサイトＡＭ
オフサイトＡＭ

設備

プラント常設サイト内に常設
運転員（中操）実施責任

サイト外に常備オン/オフサイト緊急対策室

電力事業者

対応主体
（実施体制）

電力事業者＋行政

１日
１日
１日

オフサイトセンター（例）z必要機材を共有し，行政と事業者が連携しながら搬入（～１日）
z事業者間、サイト間の連携支援
http://www.tepco.co.jp/nu/index‐j.html
2424

４．海外の教訓との比較
米国では福島事故の教訓として、プラント設備だけでなく、オンサイト、オフサイトからのマネージメントの必要性を認識
多様なマネージメントとして、産業界より可搬設備の準備、多様な配置や防護手段を提案（「シビアアクシデント対策規制の基本的考え方に関する検討（原子力安全・保安院、平成24年7月12日）」より抜粋）

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５．まとめ
設備の設計には想定が必要であるため、「想定外」を無くすためにはプラント設計の強化の繰り返しではなく、プラント外からの支援を前提としたアクシデントマ
ネージメント対策が必要
プラント内、サイト内、サイト外からの多段、多層なマネージメント体制とこれを有効にするための対策設備
上記のマネージメント設備に対する適正な設計の考え方と許認可ルール
緊急時の意思決定を含む教育と訓練

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