茨城県原子力安全対策委員会

資料３－３

平成23年3月11日に6.1～8mの津波来襲を想定した際の対応

平成２３年１２月２６日

日本原子力発電株式会社1

平成23年3月11日 当日の対応状況

2

東海第二発電所 地震発生後のプラントパラメータ（温度：99.8℃、大気圧）↑圧力・温度安定（約0.075MPa,約116℃）
3/12
12時

3/12
0時

3/13
0時

3/14
12時

3/14
0時

3/13
12時

3/15
0時

原子炉隔離時冷却系で水位制御

待機運転中

3/14 23:43～ 停止時冷却モード（残留熱除去系A系運転）

高圧炉心スプレイ系で水位制御

残留熱除去系A運転
3/11 １６：４０～3/15 ２：２６ サプレッションプール冷却、（残留熱除去系B系運転）

4:09

高圧炉心スプレイ系停止

23:43

残留熱除去系Ａにて原子炉冷却操作開始

残留熱除去系Ａ系
暖機開始
非常用母線２Ｄ受電

残留熱除去系Ａ試運転非常用母線２Ｃ受電

1930
1:45～7:03 10:02
20:06
11:30～
１５４ｋＶ受電切替開始

12:32

外部電源１５４ｋＶ復旧

13:11

原子炉圧力低下に伴い原子炉隔離時冷却系停止

6:20

ガスタービン発電機より液体廃棄物処理系 仮設電源受電

通信手段（ＰＨＳ）
復旧

21:52 1:43
主蒸気逃し安全弁手動操作による原子炉減圧開始

原子炉隔離時冷却系自動起動

高圧炉心スプレイ系自動起動

14:48
14:49

3

東海第二発電所 地震発生後のプラントパラメータ
パラメータ推移①（温度：99.8℃、大気圧）↑圧力・温度安定（約0.075MPa,約116℃）
3/12
12時

3/12
0時

3/13
0時

3/13
12時

3/140時

3/14
12時

3/15
0時

原子炉隔離時冷却系で水位制御

待機運転中
残留熱除去系A運転

3/14 23:43～ 停止時冷却モード（残留熱除去系A系運転）

高圧炉心スプレイ系で水位制御
3/14 1:45～7:03 残留熱除去系A系試運転

3/14 11:30 暖機開始

3/11 １６：４０～3/15 ２：２６ サプレッションプール冷却、（残留熱除去系B系運転）

パラメータ推移①
３／１１ ２１：５２ 原子炉減圧操作を開始。逃し安全弁を手動にて間欠的に開として徐々に減圧。
逃し安全弁を開とすると、減圧沸騰により一時的な原子炉水位上昇,続いて原子炉保有水の減少による原子炉水位低下が起こるが、原子炉隔離時冷却系による 水位制御により水位維持を図った。
→ 「早期の減圧」という選択肢もあったが、蒸気が急速に サプレッションプールに流入するため、一時的に原子炉内の保有水が減少する。万一、給水系統（原子炉隔離時冷却系、高圧炉心スプレイ系）が故障すると原子炉水位が下がり続けるため、徐々に減圧する手段を選択した。

4

東海第二発電所 地震発生後のプラントパラメータ
パラメータ推移②（温度：99.8℃、大気圧）↑圧力・温度安定（約0.075MPa,約116℃）
3/1212時

3/120時3/130時3/1312時

3/140時3/1412時

3/150時

原子炉隔離時冷却系で水位制御

待機運転中
残留熱除去系A運転

3/14 23:43～ 停止時冷却モード（残留熱除去系A系運転）

高圧炉心スプレイ系で水位制御
3/14 1:45～7:03 残留熱除去系A系試運転

3/14 11:30 暖機開始

3/11 １６：４０～3/15 ２：２６ サプレッションプール冷却、（残留熱除去系B系運転）

パラメータ推移②
３／１２ １１：３７ 高圧炉心スプレイ系による原子炉水位制御開始。
（注入弁の開閉による。高圧炉心スプレイ系注入弁は開度調整が出来ない）
原子炉水位を通常水位付近に維持するため、水位降下→注入弁開、水位上昇→注入弁閉といった水位制御を行った。

5

東海第二発電所 地震発生後のプラントパラメータ

パラメータ推移③（温度：99.8℃、大気圧）↑圧力・温度安定（約0.075MPa,約116℃）
3/1212時

3/120時3/130時3/1312時

3/140時3/1412時

3/150時

原子炉隔離時冷却系で水位制御

待機運転中
残留熱除去系A運転

高圧炉心スプレイ系で水位制御
3/14 1:45～7:03 残留熱除去系A系試運転 3/14 11:30 暖機開始

3/14 23:43～ 停止時冷却モード（残留熱除去系A系運転）

3/11 １６：４０～3/15 ２：２６ サプレッションプール冷却、（残留熱除去系B系運転）

パラメータ推移③
３／１３ １０：４０ 外部電源（１５４ｋＶ系）復旧可能の旨連絡を受ける。
高圧炉心スプレイ系用の非常用ディーゼル発電機を、残留熱除去系に切替えて原子炉冷却を行う手段もあったが、注水手段の高圧炉心スプレイ系確保、外部電源復旧による残留熱除去系運転を選択し、安定状態を維持した。
３／１３ ２１：３８ 所内電源系 １５４ｋＶ系より受電。

6東海第二発電所 地震発生後のプラントパラメータ：広帯域水位計平均制御水位：狭帯域水位計平均制御水位パラメータ推移④（温度：99.8℃、大気圧）↑圧力・温度安定（約0.075MPa,約116℃）
3/12
12時

3/120時3/130時3/1312時

3/140時3/1412時

3/150時

原子炉隔離時冷却系で水位制御

待機運転中
残留熱除去系A運転

3/14 23:43～ 停止時冷却モード（残留熱除去系A系運転）

高圧炉心スプレイ系で水位制御
3/14 1:45～7:03 残留熱除去系A系試運転

3/14 11:30 暖機開始

3/11 １６：４０～3/15 ２：２６ サプレッションプール冷却、（残留熱除去系B系運転）

パラメータ推移④
３／１４ ６：１０頃 外部電源復旧に伴い、残留熱除去系による原子炉冷却運転（停止時冷却モード）へ移行するため、原子炉水位上昇操作を開始。この時の水位監視は広帯域水位計を使用しており、指示はオーバースケールとなった。その後の水位監視はそれまでの広帯域水位計から狭帯域水位計にて行った。
しかし、本水位パラメータ表示はオーバースケールした広帯域水位計を表している。

7ガスタービン発電機からの受電・サプレッションプールブロー水を液体廃棄物処理系にて処理するため，緊急時対策建屋のガスタービン発電機から仮設ケーブルを敷設し，電源盤を受電した。

8

東海第二発電所 電源確保（実績）
３／１３ １２：３２外部電源（１５４ｋＶ系）復旧
通常の運転操作では、各交流電源運転機器を停止、且つ非常用ディーゼル発電機を停止した上で電源受電操作を行うが、残留熱除去系の運転を維持するため、非常用ディーゼル発電機を運転継続した状態での受電手順の検討・所内確認を実施した。
また、受電系統設備点検を実施した。

３／１３ １９：４１～２１：３８ 所内電源系 １５４ｋＶ系より受電。
３／１４

９：４９～１０：０２ メタクラ２Ｄ 非常用ディーゼル発電機 → １５４ｋＶ系への切替。

操作手順検討 ２名、受電操作及び無停電切替操作は５名で実施。

9

水源・燃料の確保実績• 水源の保有実績（主なタンク）
復水貯蔵タンク
約１３１２ｍ３
ろ過水貯蔵タンク約９６３ｍ３（使用可能量）※
工業用水復旧約８ｍ３ /ｈ（3/1４ 14時～）⇒当初、原子炉隔離時冷却系の水源に復水貯蔵タンクを使用したが、後にサプレッションプール循環運転に切替えた。
ろ過水貯蔵タンク、工業用水については使用実績無し。
（※電源喪失により記録は残っていない）• 燃料の保有実績
軽油タンク保有量
約５９５kℓ
ガスタービン用重油タンク保有量
約 ２０kℓ
タンクローリより補給 軽油
約１４７kℓ（3/12～3/29）
重油
約 ２４kℓ（3/29）⇒軽油タンク及びガスタービン用重油タンクは、ほぼ満量の状態で維持

10平成23年3月11日版机上演習（6.1m～8mの津波来襲を想定）※設定条件は、３月１１日の実績を基に設定

11

津波（６．１ｍ～８ｍ）が来襲した場合◇敷地レベル ＥＬ ８ｍ◇考慮条件
地震発生 平成２３年３月１１日 １４：４６
使用可能電源 緊急対策建屋 ガスタービン：５００ｋVA 1台（燃料のＡ重油確保 ３日分）
タンクローリ到着

平成23年３月１２日 １８：２５ （実績）

外部電源復旧

平成23年３月１３日 １２：３２ （実績）

工業用水復旧

平成23年３月１４日 １４：００ （実績）

※軽油：3/12 36kL、3/13 68kL、3/14 25kL、3/29 18kL、A重油：3/29 24kL

本部要員

震災当日は約２９０名、その後は約１６０名

12津波（６．１ｍ～８ｍ）が来襲した場合【津波により想定される被害】
非常用発電機冷却用海水ﾎﾟﾝﾌﾟ
残留熱除去系海水ポンプ

使用不可（浸水）
使用不可（浸水）

外部電源
電気室
非常用ディーゼル発電機
緊急対策建屋 ガスタービン発電機

使用不可
使用可能
使用不可（冷却系喪失）使用可能

復水移送ﾎﾟﾝﾌﾟ
ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ消火ﾎﾟﾝﾌﾟ及び配管
淡水ﾀﾝｸ（ろ過水貯蔵ﾀﾝｸ他）
消防車

使用可能
使用可能
使用可能
使用可能

高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲ系
原子炉隔離時冷却系
残留熱除去系

使用不可（電源系なし）
使用可能
使用不可（電源系なし）

13津波（６．１ｍ～８ｍ）が来襲した場合

通話機能・ページング（ガスタービン発電機からの電源で使用可能）
・ＰＨＳ（仮設エンジン発電機により翌日から復旧）

14

津波襲来直後（外部電源，海水系，全交流電源喪失）
津波襲来直後（外部電源，海水系，全交流電源喪失）
逃し安全弁作動

外部電源喪失減圧

原子炉格納容器

中央制御室

外部電源

●

ホース

発電機

原子炉圧力容器

原子
炉
建
屋 屋
外 側

高圧注水

燃料貯蔵プール
冷却系

変圧器

変圧器

タービン
復水器
直流電源 △ （蓄電池）
交流電源

×

原子炉給水ポンプ
原子炉
循環水ポンプ 非常用ディーゼル発電機
自動停止
海
＊

●

放水口へ

放水口へ

復水移送ポンプ
ろ過水貯蔵
タンク 他

低圧炉心スプレイポンプ
受水槽

ディーゼル消火ポンプ：機能喪失機器（浸水）：機能喪失機器（電源なし）

高圧炉心スプレイポンプ

復水貯蔵
タンク
＊

主排気筒

残留熱除去系ポンプ
原子炉隔離時冷却系ポンプ

ディーゼル発電機
冷却用海水ポンプ

残留熱除去系海水ポンプ

海海

原子炉隔離時冷却系による高圧注水
放水口へ

15

•
•

格納容器圧力（kPa[gage])•

水位
逃がし安全弁から放出された蒸気の量だけ原子炉水位は低下するが、原子炉隔離時冷却系による注水継続で水位の維持が可能
原子炉圧力
逃がし安全弁による
400
200
格納容器最高使用圧力(Pd)
減圧操作に伴い低下
格納容器圧力サプレッションプール水温
サプレッションプール温度300
150
逃がし安全弁からサプレッションプールへ200100放出される蒸気の熱量に伴い上昇
10050
格納容器圧力２０時間程度で格納容器
00
ベントが必要な圧力まで
05101520時間（ｈ）
上昇•

サプレッションプール水温（℃）

主なプラントパラメータ挙動

図：RCIC注水で水位維持を行った場合の格納容器パラメータの概略評価結果

16

原子炉の水位維持及び減圧
原子炉の水位維持及び減圧 ～１．９日～１．９日
原子炉格納容器

減圧
外部電源
●

高圧注水

中央制御室
原子炉圧力容器

燃料貯蔵プール
冷却系

ガスタービン△→○
交流電源 × → ○ （低圧）

直流電源

・非常用ディーゼル発電機
・高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機*1：復水貯蔵タンク
で約1.9日原子炉隔離時冷却系の運転を継続*2：約２０時間後、格納容器ベント（推定）●

低圧炉心スプレイポンプ
高圧炉心スプレイポンプ
残留熱除去系ポンプ

放水口へ

主排気筒への格納容器
ベント

復水貯蔵タンクディーゼル発電機
冷却用海水ポンプ

残留熱除去系海水ポンプ

海海

原子炉隔離時冷却系ポンプ
放水口へ

17

ガスタービン発電機による電源確保•••

緊急時対策建屋の非常用ガスタービン発電機（屋上設置）による４８０Ｖ
非常用母線（２Ｃ、２Ｄ）へ送電
緊急時対策建屋受電盤内（屋上設置） にジャンパー線取り付け準備も含め、３人で４時間以内に完了

通常受電

震災時受電

18

受電盤設置場所及び盤内接続箇所
仮設ケーブルを接続
受電盤設置場所

盤内の接続箇所

緊急時対策室建屋断面19代替注水による原子炉の水位維持
代替注水による原子炉の水位維持
代替注水による燃料貯蔵プール水
位維持
ホース

代替注水

減圧
外部電源
●

格納容器スプレイ

中央制御室
原子炉圧力容器

原子
炉建
屋 屋
外 側 ⑤

原子炉格納容器

１．９日～１０日程度
１．９日～１０日程度

燃料貯蔵プール
冷却系

ガスタービン○
交流電源 ○(低圧）→○（外電)

直流電源

循環水ポンプ・非常用ディーゼル発電機
・高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機

①
消防車
＊

●

復水移送ポンプ

①

ろ過水貯蔵
タンク 他
ディーゼル消火ポンプ

低圧炉心スプレイポンプ
高圧炉心スプレイポンプ

受水槽

残留熱除去系ポンプ
原子炉隔離時冷却系ポンプ
海

放水口へ

放水口へ

主排気筒への格納容器
ベント

復水貯蔵
タンク

＊

ディーゼル発電機
冷却用海水ポンプ

残留熱除去系海水ポンプ

海海●工業用水が約３日後復旧●ガスタービン燃料確保約１日後，タンクローリ到着●外部電源復旧 約２日後

20

代替注水による原子炉の水位維持
代替注水による原子炉の水位維持

１１日後
１１日後

中央制御室
●

ホース原子炉冷温停止

原子炉圧力容器

原子
炉
建
屋 屋
外 側 ⑤

冷却

燃料貯蔵プール
冷却系○
交流電源 ○

直流電源※ 3.11震災時に水没した海水ポンプの復旧
実績に基づき設定
１１日後（※）
海水ポンプモータ復旧

・非常用ディーゼル発電機
・高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機
放水口へ

＊

●

復水移送ポンプ
主排気筒

ろ過水貯蔵
タンク 他

低圧炉心スプレイポンプ
受水槽

ディーゼル消火ポンプ

高圧炉心スプレイポンプ

復水貯蔵タンク＊ディーゼル発電機
冷却用海水ポンプ

残留熱除去系海水ポンプ

残留熱除去系ポンプ

海海

原子炉隔離時冷却系ポンプ

放水口へ

21

水源の確保【炉心】
復水貯蔵タンク（656m3×2基）①復水貯蔵タンク枯渇までの日数
その時に必要な注水量②淡水を用いた補給（消防車）※１：純水タンク、原水タンク等※２：その他、地下タンク③工業用水復旧（3/14 14時～）④海水1312m3
約1.9日
22.2m3/h（533m3/日）
約6.4日
1438m32000m3
約8m3/h（約190m3/日）
制限なし【使用済燃料プール】
100℃到達までの時間余裕
使用済燃料プール冷却に必要な水量

約１３日
0.58m3/h（14m3/日）
22

代替注水への切替操作• 目的：
原子炉隔離時冷却系の運転停止までに、減圧操作及び代替注水手段を確保し、切替操作が必要• 判断条件：・判断者：発電長

高圧注水系の運転継続困難

代替注水系※操作にあたっては、所長を本部長とする災害対策本部の助言を求めるの準備（※）
減圧操作
代替注水

原子炉圧力・水位等が安定

Ｎｏ
アクシデントマネジメント初期対応

23

炉心損傷前の格納容器ベント操作( ウエットウェルベント)• 目的：

格納容器内に蓄積した崩壊熱をサプレッションプール水を通過させた後、大気へ放出し、格納容器の過圧による破損を防止• 判断条件：・判断者：所長

格納容器圧力最高使用圧力以上※１

条件成立の確認・ベントの必要性（※１）
・ベント操作の可能性（※２）※２・残留熱除去系復旧見通しなし
・格納容器圧力0.310MPa［gage］到達・サプレッションプール水位がベントライン以下
・所外への連絡・調整

ベント設備の確認
ベント操作

格納容器圧力低下を確認

No24

ベントによる放出放射能• 残留熱除去海水系の機能喪失により、原子炉格納容器（サプレッションプール）からの除熱不可• 原子炉格納容器圧力上昇• 概略評価では約２０時間後に最高使用圧力に到達すると推定• ただし，直流電源の維持により原子炉隔離時冷却系による高圧注水は継続できるため、炉心損傷はない• ベントは，サプレッションプールを介したウェットウェルベントとなり、ベントで放出される放射能は、
よう素
約2.5×107Bq （初期量の0.056%程度）
希ガス 約3.6×109Bq （初期量の3.7%程度）
評価条件：冷却材中よう素はシッピング検査基準相当
事象発生20時間後にベントを１時間実施
１回あたりの放出量を評価⇒仮に周辺監視区域境界での実効線量は、約1.6×10-3μSv25

工業用水が復旧しなかった場合の消防車による水源確保• 消防車２台、消防車備付けホース全長６８０ｍ（２０ｍ×３４本）を使用可能• 燃料は軽油を使用しており、軽油タンクの抜き取りにより継続的な運転が可能• 初期消火活動のための要員のうち、消火担当７人を中心に
約３２０ｍ
対応可能

復水貯蔵タンク

受水槽

ろ過水貯蔵タンク他

万一、淡水源が枯渇した場合、海水を水源とすることも可能
約３２０ｍ

復水貯蔵タンク

海26

燃料の確保
◇燃料の確保消防車（軽油）２8ℓ/ｈ（カタログ値）×２台
約1.4kℓ/日
非常ディーゼル発電機軽油タンク
５９５ｋℓ
非常ディーゼル発電機DAYタンク
２３ｋℓ⇒約600ｋℓ以上確保、消防車等へ長期間供給可能
3/12以降タンクローリにより補給可能（実績）
ガスタービン（Ａ重油） 260ℓ/h（カタログ値）
約6.3kℓ/日
ガスタービン燃料タンク
20kℓ⇒約３日分を確保
軽油の補給と同様、3/12以降タンクローリにより補給可能◇震災当日は、非常ディーゼル発電機軽油タンクから軽油をドラム缶に抜き取り、仮設エンジン発電機等へ補給を実施
27

当日の体制（それ以降も）にて対応可能･平日、所員数３７８名（震災当日は約２９０名、その後、約１６０名で対応実施）･運転直員は７日間、約１５人体制で対応（通常は７名）
計１６０名
本部（統括管理）本部長：原子力防災管理者（発電所長）

情報班

・消防車運転広報班
庶務班

本部（統括管理補佐）
副原子力防災管理者（次長以上）

保健安全班
技術班

・運転員応援放射線管理班
運転班

本部

保修班

・ガスタービンによる給電・燃料補給・海水ポンプモータ復旧

災害対策要領にて規程

28

８ｍ津波への対応実現可能性の検証
•
•

•
•
•

緊急時対策室建屋ガスタービン発電機
平成２３年３月末竣工を控え２月に試運転実施
設備は使用可能な状態
消防車による水源確保
約４０回／年実施している通常の消防車及びホース接続操作訓練と同様の手順にて水源確保の対応が可能
操作指揮者（接続先の指示）のもと対応可能代替注水手段
原子炉及び格納容器への注水は、平成１２年にアクシデントマネジメント策として整備した復水補給系、消火系による代替注水が可能
運転員の対応発電直では年間を通して非常時運転手順書Ⅰ・Ⅱの事故訓練を実施（ベント操作手順を含む事故訓練も実施）
その他（インフラ）
ガスタービン発電機によるページング復旧
仮設エンジン発電機による構内ＰＨＳ復旧
常備してある懐中電灯等により現場作業継続

29

まとめ平成２３年３月１１日に東海第二発電所に８ｍの津波が来襲した場合を想定して机上演習を実施。
炉心は損傷することなく、原子炉の冷温停止、使用済燃料プールの冷却・水位維持が可能であることを確認した。
当時、対応に必要な要員を確保する仕組みを有しており、組織的な対応が可能であることを確認した。
30

（参考）
東北地方太平洋沖地震発生時の東海第二発電所状況

31東北地方太平洋沖地震発生後の東海第二発電所状況
東北地方太平洋沖地震発生後の東海第二発電所状況 その１
その１
平成２３年３月１１日１４時４６分

予備電源系 常用電源系
154 KV
275 KV
主蒸気逃し安全弁

東北地方太平洋沖地震発生！！

原子炉自動停止
外部電源喪失非常用ディーゼル発電機にて安全停止に必要な電力を確保

原子炉隔離時冷却ポンプ
及び高圧炉心スプレイ
ポンプにて原子炉水位を確保
残留熱除去系による圧力抑制プールの冷却開始

復水貯蔵タンク

32東北地方太平洋沖地震発生後の東海第二発電所状況
東北地方太平洋沖地震発生後の東海第二発電所状況 その２
その２
予備電源系
154 KV

津波の影響

常用電源系
275 KV

主蒸気逃し安全弁

非常用ディーゼル発電機
冷却用海水ポンプ２Ｃ
自動停止
３月１１日１9時0１分

非常用ディーゼル発電機
２Ｃ手動停止３月１１日１9時２５分

原子炉の冷却（継続）
減圧・減温

浸水

33

東北地方太平洋沖地震発生後の東海第二発電所状況
東北地方太平洋沖地震発生後の東海第二発電所状況 その３
その３

予備の外部電源154KV復旧
非常用母線２Ｃ受電

主蒸気逃し安全弁

３月１３日
154 KV復旧

３月１８日
275 KV復旧

３月１3日２０時０６分

残留熱除去系Ａ系手動起動
原子炉冷却操作開始

原子炉冷温停止
３月１５日０時４０分
原子炉水温度：９９．８℃
原子炉圧力 ：大気圧

３月２２日
海水ポンプ復旧

34

東海第二発電所
東海第二発電所 海水ポンプエリア概要図と浸水状況
海水ポンプエリア概要図と浸水状況
北 側

南 側
貫通部の封止工事（現在、工事完了）

浸入経路

循環水ポンプエリア

側壁（標高+6.1m）
設置完了

非常用海水ポンプエリア

浸入経路

ケーブルピット北側堰 内の状況

新設堰【６．１ｍ】
既設堰【４．９ｍ】
残留熱除去系海水ポンプ
Ｃ
Ａ

電動機

電動機

ポンプ

ポンプ

津波高さ：約５．４ｍ

非常用ディーゼル発電機
冷却用海水ポンプ２Ｃ
電動機
ポンプ

ケーブルピット

注：補機冷却海水系ポンプは省略しているが、その大きさは、残留熱除去系海水ポンプとほぼ同等である。

35