資料２－３
茨城県原子力安全対策委員会
東海第二発電所
安全性検討ワーキングチーム（第８回）
ご説明資料

東海第二発電所

停止・冷却設備への対応について

平成30年1月24日
日本原子力発電株式会社
2-3-1

目次
１．福島第一原子力発電所事故の教訓 ・・・2-3-3
２．停止・冷却設備の主要な変更 ・・・・・・・・2-3-4
３．停止・冷却設備の概要 ・・・・・・・・・・・・・・2-3-5
４．福島事故の教訓に基づく安全対策 ・・・・2-3-6
５．まとめ ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・2-3-16

2-3-2

１．福島第一原子力発電所事故の教訓【事故の推移】地震の発生
外部電源の喪失
大津波の襲来
全電源の喪失（浸水による多重故障及び共通要因故障）

原子炉の冷却機能の喪失
炉心の損傷
格納容器の破損，原子炉建屋への放射性物質，水素の漏えい

原子炉建屋の水素爆発

環境への大規模な放射性物質の放出【事故の教訓】【対応方針】

原子炉への代替注水機
能や注水用水源が多様化されていなかった。

原子炉の停止機能の強化①

消防車等の重機を活用した原子炉冷却の手段が整備されていなかった。

高圧注水手段の強化③

低圧注水手段の強化⑤

減圧手段の強化④

注水用の水源容量が十分に確保されておらず，水源が枯渇した。

注水に必要な水源の強化②

海水ポンプの機能喪失により最終の熱の逃がし場を失った。

最終ヒートシンクによる除熱の強化⑥

それまで使用済燃料プールの代替冷却，代替注水等の措置は考慮されてこなかった。

使用済燃料プールの冷却手段の強化⑦

原子炉の減圧に時間を要した。

2-3-3

２．停止・冷却設備の主要な変更
対策の目的

（止める）
・原子炉緊急停止（冷やす）・炉心損傷防止・使用済燃料プール
冷却従来から備えていた対策

福島事故の教訓に基づく新たな安全対策

・代替制御棒挿入機能
・ほう酸注入系
・代替再循環ポンプトリップ機能（低速度運転有）・代替再循環ポンプ停止機能（低速度運転電源停止）②注水に必要な水源の強化

・復水貯蔵タンク・サプレッション・プール

・代替淡水貯槽・西側淡水貯水設備
・ＳＡ用海水ピット③高圧注水手段の強化

・高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲ系ﾎﾟﾝﾌﾟ
・原子炉隔離時冷却系ﾎﾟﾝﾌﾟ

・高圧代替注水系④減圧手段の強化

・逃がし安全弁・過渡時自動減圧機能・逃がし安全弁用可搬型蓄電池
・非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ⑤低圧注水手段の強化

・低圧炉心スプレイ系ポンプ
・残留熱除去系ポンプ

・低圧代替注水系（常設・可搬）⑥最終ヒートシンクによる除熱の強化

・復水器
・残留熱除去系
・原子炉冷却材浄化系

・緊急用海水系・代替循環冷却系
・フィルタベント設備※⑦使用済燃料プールの冷却手段の強化

・燃料プール冷却浄化系
・残留熱除去系（プール冷却モード）
・燃料プール水位計

・低圧代替注水系（常設・可搬）
・代替燃料プール冷却系
・燃料プール監視強化

対策の方向性①原子炉の停止機能の強化

強化※ 次回以降にご説明

2-3-4

備
考

新規

新規

強化

新規

新規

新規

３．停止・冷却設備の概要⑦使用済燃料プール冷却手段の強化⑥ 最終ヒートシンクによる除熱の強化（２）（次回以降にご説明）

使用済燃料プール

非常用ガス処理系へ

フィルタベント設備

常設低圧代替注
水ポンプ
接続口

格納容器
過渡時自動減圧機能

代替燃料プール
冷却系熱交換器

主蒸気逃がし安全弁

残留熱除去
系
燃料プール
冷却系

① 原子炉の停止機能の強化
サプレッション・
プールへ④ 減圧手段の強化
ほう酸水注入ポンプ

タービンへ

原子炉再循
環系ポンプ

ほう酸水貯蔵タン
ク

西側淡水貯水設備

ＳＡ用海水ピット⑤ 低圧注水手段の強化
常設低圧代替注水ポンプ

サプレッション・プール

接続口③ 高圧注水手段の強化

接続口

低圧炉心スプレイ系ポンプ

常設高圧代替注水ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

常設代替直流電源設備※1② 注水に必要な水源の強化

代替淡水貯槽

制御棒

窒素ボンベ

逃がし安全弁用
可搬型蓄電池原子炉圧力容器再循環ポンプ停止回路追加

可搬型代替注水
大型ポンプ

代替燃料プール
冷却系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

残留熱除去系 残留熱除去ポンプＡ，Ｂ系ポンプＣ

残留熱除去系
熱交換器

可搬型代替注水
大型ポンプ⑥ 最終ヒートシンクによる除熱の強化（１）
代替循環冷却系ポンプ

緊急用海水系ポンプ：新規設置
可搬型代替直流電源設備※２※１ 125V系蓄電池，緊急用125V蓄電池※２ 可搬型代替低圧電源車，可搬型整流器

接続口

2-3-5

可搬型代替注水大型ポンプ

４．福島事故の教訓に基づく安全対策①原子炉の停止機能の強化【代替再循環ポンプ停止機能】●原子炉緊急停止系による制御棒挿入の失敗時でも，再循環ポンプの停止によりボイドを増加させることで負の反応度が加わり，原子炉出力を抑制するための原子炉再循環ポンプ低速度用電源装置の遮断器開放機能を新たに追加する。

代替原子炉再循環ポンプ
停止回路

これまでは再循環ポンプを完全に停止させる設計となっていなかったが本機能追加により再循環ポンプを完全に停止させることができる。
2-3-6

４．福島事故の教訓に基づく安全対策②注水に必要な水源の強化【代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，SA用海水ピットの新設】●炉心の損傷を防ぐためには，炉心への注水等により，原子炉への注水を継続することが重要である。このため，注水用の水源を増強する。
●地下式の代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，SA用海水ピットを設置することで，竜巻や，敷地に遡上する津波等の外部事象に対しても，確実に水源を確保可能。また，既設の各種淡水タンクも利用可能。
●代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備には，原子炉及び使用済燃料プールに７日間の注水が可能な量を確保する。
使用済燃料プール

防潮堤
注水

海格納容器
復水貯蔵タンク

原子炉
圧力容器

復水貯蔵タンク

注水

代替淡水貯槽

補給

補給
原水タンク

多目的タンク

ろ過水貯蔵タンク

純水貯蔵タンク

注水
西側淡水貯水設備

従来の対策（復水貯蔵タンク）

ＳＡ用海水ピット

バックアップ（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備）
2-3-7

更なるバックアップ（ＳＡ用海水ピット、淡水タンク）

４．福島事故の教訓に基づく安全対策③高圧注水手段の強化【高圧代替注水系の新設】●高圧の注水系は炉心からの崩壊熱が大きな原子炉の停止直後から，速やかに燃料を冷却することができるため，事故直後，第一に動作が求められる。
● 全交流動力電源が喪失し，さらに所内常設直流電源が喪失した場合でも，高圧代替注水系により，必要な期間にわたって（高圧の）原子炉への注水が可能。
●高圧代替注水系は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能。また，直流電源系統から電動弁への給電が喪失し，中央制御室からの遠隔操作ができなくなった
場合でも，手動で運転が可能。
常設代替直流電源設備

格納容器

125V系蓄電池A系，B系新たに強化した設備
水蒸気電気

緊急用125V蓄電池

タービンへ
原子炉
圧力容器

常設高圧代替注水系ポンプ
原子炉隔離時冷却系ポンプ

可搬型整流器

手順の整備（手動起動）

可搬型代替
低圧電源車

可搬型代替
直流電源設備

サプレッション・プール
復水貯蔵タンク

原子炉建屋

高圧炉心スプレイ系ポンプ

従来の対策（高圧炉心スプレイ系、原子炉隔離時冷却系）

バックアップ（高圧代替注水系，常設代替直流電源設備）
2-3-8

屋外

更なるバックアップ（可搬型代替直流電源設備，手順の整備）

４．福島事故の教訓に基づく安全対策④減圧手段の強化【逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの設置】●逃がし安全弁駆動源（電源・窒素）を追加し圧力容器の減圧機能を強化する。
●所内常設直流電源が喪失した場合でも，逃がし安全弁用可搬型蓄電池により，逃がし安全弁の電磁弁に直接給電することで，逃がし安全弁を動作させ原子炉を減圧させることができるようにする。
●逃がし安全弁に動作に必要な窒素が喪失した場合でも，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベにより，逃がし安全弁に窒素を供給することで，逃がし安全弁を動作させ，原子炉を減圧させることができるようにする。
原子炉建屋付属棟

原子炉建屋原子炉棟
原子炉格納容器

電磁弁

逃がし安全弁(自動減圧機能）

逃がし安全弁用可搬型蓄電池仕様
電源個数

保管場所

DC
125V

2個
（予備1個）

原子炉建屋付属棟（中央制御室）アキュムレータ（既設）電磁弁逃がし安全弁(自動減圧機能）
アキュムレータ（既設）電磁弁逃がし安全弁(自動減圧機能）
アキュムレータ（既設）逃がし安全弁用可搬
型蓄電池

電磁弁

逃がし安全弁（自動減圧機能）7弁のうち2弁を動作させることができるよう2個（＋予備1個）蓄電池を配備

電磁弁

逃がし安全弁(自動減圧機能）
アキュムレータ（既設）逃がし安全弁(自動減圧機能）

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ仕様
個数

充填圧力

保管場所

10本
（予備10本）約47L（1本当たり）

原子炉建屋
原子炉棟

アキュムレータ（既設）
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ逃がし安全弁を確実に動作させるため，アキュムレータに加え窒素ボンベを配備

電磁弁

逃がし安全弁(自動減圧機能）
アキュムレータ（既設）電磁弁逃がし安全弁(自動減圧機能）
アキュムレータ（既設）

新たに強化した設備
電源
窒素

概略系統図

2-3-9

４．福島事故の教訓に基づく安全対策⑤低圧注水手段の強化【低圧代替注水系の設置】●圧力容器の低圧の注水について対策を講じ，原子炉の確実な冷却を可能とする。
●全交流動力電源が喪失した場合でも，常設低圧代替注水系ポンプやディーゼル駆動の可搬型代
替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプを使用し，代替淡水貯槽等の水を（低圧の）原子炉に注水することができるようにする。常設低圧代替注水系ポンプは，常設代替高圧電源装置からの給電により，７日間の運転が可能。
格納容器11m盤
接続口

新たに強化した設備
水電気

西側接続口

ＳＡ用海水ピット 西側淡水貯水設備
防潮堤

常設代替高圧電源装置

海

原子炉
圧力容器

ホース

ホース

ホース

可搬型代替注水中型ポンプ（５台）
ホース

サプレッション・プール

低圧炉心スプレイ系ポンプ

常設低圧代替注水
代替淡水貯槽系ポンプ（2台）

可搬型代替注水大型ポンプ（４台）
ホース
東側接続口

従来の対策
（残留熱除去系、低圧炉心スプレイ系）

残留熱除去系ポンプ

バックアップ（低圧代替注水系）
2-3-10

更なるバックアップ（可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ）

４．福島事故の教訓に基づく安全対策⑥最終ヒートシンクによる除熱の強化（１／２）
【緊急用海水系の設置】●炉心から発生し，圧力容器や格納容器内に溜まっていく熱を最終的に外部（海）に逃がすための手段を増強する。
●全交流動力電源が喪失した場合や，津波により残留熱除去系の海水ポンプが機能喪失した場合
でも，緊急用海水系により熱交換器に海水を送水し，圧力容器や格納容器内に溜まっていく熱の除去を行うことが可能。
●緊急用海水系は，代替電源設備からの給電により，７日間の運転が可能。
格納容器

新たに強化した設備

常設代替高圧電源装置

ＳＡ用海水ピット

水電気防潮堤

原子炉
圧力容器

海
可搬型代替注水大型ポンプ（４台）

残留熱除去系
熱交換器

ホース
緊急用海水ポンプサプレッション・プール
放水口へ

放水口へ

海より

残留熱除去系
ポンプ

従来の対策（残留熱除去系）

緊急用海水ポンプピット
残留熱除去系
海水系ポンプホース

海より

バックアップ（緊急用海水系）
2-3-11

更なるバックアップ（可搬型代替注水大型ポンプ）

４．福島事故の教訓に基づく安全対策⑥最終ヒートシンクによる除熱の強化（２／２）
【代替循環冷却系及びフィルタベント設備の設置】●緊急用海水系に加え，代替循環冷却系を新設し最終ヒートシンク（海）による除熱機能を強化する。
●フィルタベント設備を新設し，最終ヒートシンク（大気）による除熱機能を強化する。
●代替循環冷却系は，系統を多重化することで高い信頼性を有しており，格納容器ベントまでの時間をできる限り延ばすことが可能。
（詳細は次回以降に説明）
非常用ガス処理系へ
フィルタベント設備

格納容器

代替循環冷却ポンプ

代替循環冷却ポンプ

原子炉
圧力容器
残留熱除去系
熱交換器
緊急用海水ポンプ

サプレッション・プール
放水口へ

放水口へ

海より新たに強化した設備
水電気
空気

残留熱除去系ポンプ残留熱除去系
海水系ポンプ

従来の対策（残留熱除去系）

常設代替高圧電源装置
緊急用海水ポンプ

海より

バックアップ（代替循環冷却系、緊急用海水系，フィ2-3-12 ルタベント設備）

更なるバックアップ（代替循環冷却系、緊急用海水系の多重化）

４．福島事故の教訓に基づく安全対策⑦使用済燃料プールの冷却手段の強化（１／３）
【代替燃料プール冷却系の設置】●使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，プール内の燃料体を冷却できなくなる場合に備えて，新たに燃料プールを冷却するための系統を設置する。
●既設の燃料プール冷却系及び残留熱除去系の両方の機能が喪失した場合でも，代替燃料プール冷却系により，使用済燃料プールの冷却が可能である。
●代替燃料プール冷却系は，可搬型代替注水大型ポンプからも海水を供給が可能である。
新たに強化した設備
常設代替高圧電源装置

水電気

ＳＡ用海水ピット
防潮堤

使用済燃料プール

海放水口へ

ホース

代替燃料プール
冷却系熱交換器

緊急用海水ポンプ

残留熱除去系
燃料プール
冷却系

可搬型代替注水大型ポンプ（４台）代替燃料プール冷却系ポンプ
緊急用海水ポンプピット

従来の対策（燃料プール冷却系、残留熱除去系）

残留熱除去系
熱交換器へホース

バックアップ（代替燃料プール冷却系、緊急用海
2-3-13 水系，可搬型代替注水大型ポンプ）

４．福島事故の教訓に基づく安全対策⑦使用済燃料プールの冷却手段の強化（２／３）
【低圧代替注水系（常設，可搬）を設置】●使用済燃料プールへの注水機能の喪失や，使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因によりプール水位が低下した場合に備えて，注水手段を増強する。
●常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを使用し，代替淡水貯槽等の水を使用済燃料プールへ注水が可能。
スプレイノズル

スプレイノズル

西側淡水貯水設備

新たに強化した設備

ＳＡ用海水ピット

防潮堤

水電気

海ホース

接続口

接続口

ホース

常設代替高圧電源装置
ホース
ホース

可搬型代替注水中型ポンプ（５台）

残留熱除去系
ポンプより
燃料プール冷却浄化系ポンプより
常設低圧代替注水
代替淡水貯槽系ポンプ（2台）従来の対策（残留熱除去系，燃料プール冷却系）

バックアップ（低圧代替注水系）
2-3-14可搬型代替注水大型ポンプ（４台）

更なるバックアップ（可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ）

４．福島事故の教訓に基づく安全対策⑦使用済燃料プールの冷却手段の強化（３／３）
【使用済燃料プールの監視強化】●従来の設備は異常検知（通常状態からの逸脱）が目的であったが、重大事故等時の使用済燃料プールの状態把握のため、測定箇所、測定範囲、耐環境性を向上させた監視設備を追設する。
監視項
目
水位

温度

放射線カメラ

従来設備

追加設備

ﾚﾍﾞﾙｽｲｯﾁ2台
・通常水位近傍を監視

水位計（ガイドパルス式＊）1台
・SFP底面近傍まで連続測定可能
・耐環境性向上（～100℃蒸気環境）

熱電対式温度計
1台
・通常水位近傍
温度を監視

熱電対式温度計1式＊＊
・燃料頂部付近まで8点の温度測定可能
・耐環境性向上（～100℃蒸気環境）

放射線モニタ（低レンジ・高レンジ）

測温抵抗体式温度計2台・燃料体付近まで2点の温度測定可能
・耐環境性向上（～100℃蒸気環境）
放射線モニタ1台
・従事者の放射線防護の観点から10mSv/hまでを監視

放射線モニタ（低レンジ・高レンジ各1台）
・重大事故等時の監視を目的として10５Sv/hまでを監視
・耐環境性向上（～100℃蒸気環境）

ITV1台
・SFP廻り監視用

赤外線カメラ1台
・赤外線監視機能により照明停電時や蒸気雰囲気においても監視可能
・専用空冷装置により耐環境性向上（～100℃蒸気環境）

赤外線カメラｶﾞｲﾄﾞﾊﾟﾙｽ式水位計＊：パルス信号を発信し水面からの反射波を受信するまでの時間遅れから水位を測定する。
2-3-15＊＊：福島事故後の緊急安全対策にて設置済

熱電対式温度計

測温抵
抗体式
温度計
追加設備概要図

５．まとめ【まとめ】○原子炉停止機能の信頼性向上
・原子炉停止機能の強化として，代替再循環ポンプ停止回路を設置。
○冷却機能の信頼性向上
・高圧及び低圧の注水手段の強化として，高圧及び低圧の代替注水系を設置。
・注水に必要な水源の強化として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水ピットを設置。また，既設の各種淡水タンクを利用。
・減圧手段の強化として，逃がし安全弁駆動用可搬型蓄電池及び非常用窒素供給系高圧窒素ボンベを設置。
・最終ヒートシンクによる除熱手段の強化として，緊急用海水系，代替循環冷却系及びフィルタベント設備を設置。
・使用済燃料プールの冷却手段の強化として，低圧代替注水系（常設，可搬）及
び代替燃料プール冷却系を設置。
・更なる信頼性向上として，常設の代替設備に加え，可搬型の代替設備（ポンプ車，電源車等）を配備。
・代替水源，代替電源設備及び可搬型設備用燃料については，長期間の機能維持に必要な容量を確保。
2-3-16（参考）2-3-17

１．アクシデントマネジメント対策として実施済みの対策①原子炉の停止機能の強化【代替制御棒挿入機能（アクシデントマネジメント対策として既設置済）】●原子炉緊急停止系機能喪失時でも原子炉を停止できるよう原子炉緊急停止系とは異なる手段
により制御棒を挿入
・原子炉緊急停止系作動回路とは異なる独立な作動回路
・原子炉緊急停止系とは異なる電磁弁動作により制御棒を挿入
制御棒挿入

凡例
スクラム・ディスチャージ・ボリュームへ

：電磁弁
スクラム弁

：空気配管
：電気信号

原子炉圧力スクラム弁●●

排気
スクラム・パイロット弁

原子炉
緊急停止系作動回路

制御棒駆動系水圧制御ユニット

・原子炉緊急停止
系とは異なる独立な作動回路
・「原子炉圧力高」「原子炉水位異常低下」により自動作
動信号を発信排気代替制御棒挿入
作動回路

排気
排気
●

原子炉緊急停止系作動回路より
計器用空気系より

●

●

●

排気
排気
バックアップスクラム弁

2-3-18●

原子炉緊急停止系とは異なる電磁弁を動作させることにより制御棒を挿入

１．アクシデントマネジメント対策として実施済みの対策④減圧手段の強化【過渡時自動減圧機能】
過渡事象時に高圧注水機能が喪失し，原子炉水位のみ低下していく事象では，「ドライウェル圧力高」が発生せず自動減圧系が自動作動しないため，原子炉が減圧されず低圧注水系による原子炉注水ができない。このような場合においても，原子炉の自動減圧が行われるよう「原子炉水位異常低下」のみで自動作動する回路を自動減圧系とは別に設ける。（アクシデントマネジメント対策で設置済，一部改造あり。）
自動減圧系
作動回路
作動論理：「原子炉水位異常低下」と「ドライウェル圧力高」の同時発信

過渡時自動減圧機能作動回路
逃がし安全弁作動用電磁弁

＊：既設の過渡時自動減圧機
能作動回路は自動減圧系と同一盤内に設置しているが独立性を向上させるため当該回路を別盤に移設する。

SV-C

SV-B

SV-A

ND

ND

ND

逃がし安全弁（自動減圧機能（７弁））
Ｂ，Ｃ，Ｆ，Ｈ
Ｋ，Ｌ，Ｒ：過渡時自動減圧機能（２弁）

2-3-19ND ：常時無励磁

逃がし安全弁自(動減圧機能）「原子炉水位異常低下」のみで自動作動する。自動減圧系とは異なる論理、異なる回路の「過渡時自動減圧機能」作動回路を設ける。＊