福島第一発電所事故を踏まえた島根原子力発電所の対応状況について
平成24年１０月1日

説明内容

１．島根原子力発電所の地震・津波評価
２．島根原子力発電所の安全対策の状況
３．島根原子力発電所２号機の安全性に関する総合評価（ストレステスト）一次評価結果

島根原子力発電所の地震・津波評価について

１

１．地震時の状況［地 震 名］ 平成２３年（２０１１年）東北地方太平洋沖地震［発 生 日 時］ 平成２３年３月１１日（金） １４時４６分頃［発 生 場 所］ 三陸沖（推定）［震 源 深 さ］ ２４キロメートル（暫定値）［ﾏｸﾞﾆﾁｭｰﾄﾞ※］ ９．０（国内観測史上最大）※地震のエネルギーの大きさを表す単位［地震発生時の関東・東北地方の原子力発電所の状況］
東北電力
東通原子力発電所１号機（定期検査中）
東北電力

女川原子力発電所１，３号機（運転中）
２号機（起動中）

震源

東京電力
福島第一原子力発電所
１～３号機（運転中）
４～６号機（定期検査中）
福島第二原子力発電所 １～４号機（運転中）
日本原子力発電東海第二原子力発電所（運転中）（国の緊急災害対策本部，気象庁，電気事業連合会資料をもとに作成）

２２-１．地震・津波による各発電所の状況

福島第一は事故に至ったが，福島第二は電源確保および海水ポンプの復旧に成功したことから，３／１５に冷温停止となった。
女川は電源確保および海水ポンプの機能が維持できたことから，３／１１～１２に冷温停止となった。
地震
水平

鉛直

津波
高さ※１

（ガル）

想定※２

敷地
高さ

（ｍ）

交流電源
ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ 外部電
発電機
源

海水
ポンプ

福島
第一

５５０

３０２

約１５

３．１
（５．７）

１０

×

×

×

福島
第二

２７７

３０５

約 ７

３．７
（５．２）

４

△

○

△

女川

６０７

４３９

約１３

９．１
１４．８
（１３．６）○○○

出典：原子力安全に関するＩＡＥＡ閣僚会議に対する日本国政府の報告書（平成２３年６月）（地震・津波の値は各発電所における最大値）※１： 津波高さは福島第一，第二は浸水時の痕跡調査結果，女川は潮位計の記録による※２： （ ）内の値は土木学会の津波評価技術（2002年）に基づく評価

２-２．福島第一事故の調査結果
国会

政府

３
民間

東電

事故の直接的 被災設備の詳細な現地調査を含めた最終確認が今後の課題
原因である。
安全上重要な
機器の地震による損傷がないとは言えない。

津波によって全交流電源を喪失し，原子炉を安定的に冷却する機能が失われたことが，今回の大事故（炉心溶融，水素爆発，放射性物質の大量拡散）の直接的原因。
（現時点の情報からは，安全上重要な機器の地震による損傷は確認できない）

事故前の対策 規制当局と東電の双方に大きな不備があった。特に津波想定，
過酷事故（アクシデントマネジメント）対策，複合防災対策に問題があった。
事故時の対応 発電所内の事故対応，官邸・規制当局・東電本店の危機対応，
住民避難の３つについて多くの問題が指摘されている。
出典：福島第一原発事故と４つの事故調査委員会（経済産業調査室・課）

４

３-1-1．耐震評価（地震動の設定 １／２）

ｋｍ

Ｎ

３０

島根原子力発電所
Ⅲ

Ｆ－Ⅳ

Ｆ－

ＦＫ－２

Ｆ－Ⅲ～ＦＫ－２断層
宍道断層

８８０年出雲の地震

検討用地震（宍道断層による地震，Ｆ-Ⅲ～ＦＫ-２断層による地震および８８０年出雲の地震）に基づき，基準地震動Ｓｓ（Ｓｓ-１：６００ガル，Ｓｓ-２：５８６ガル，Ｓｓ-３※：４８９ガル）を設定している。
※活断層の連動を踏まえた地震動評価の結果，新たに設定した基準地震動であり，現在耐震安全性評価を進めている。

３-1-2．耐震評価（地震動の設定 ２／２）

５

○宍道断層の耐震設計上考慮する長さを約２２ｋｍと評価。
○東端については，念のため，音波探査記録により最近の活動がないことを確認している
美保関町東方沖合まで延長した仮想的な長さ約３４ｋｍについても評価を実施。
○また，他の断層との連動については，「宍道断層と鳥取沖西部断層については，連動を考慮する必要はない」との見解が示されている。（ 平成24年3月28日意見聴取会）

島根原子力発電所

●

約３ｋｍ

６

３．２ 耐震安全性評価の状況○主要8施設（耐震バックチェック中間報告対象施設）
基準地震動Ss-1
島根１号機
島根２号機
島根３号機

基準地震動Ss-2

ＮＩＳＡ審議完了

基準地震動Ss-3

評価完了※1

評価完了※1○主要8施設以外の施設（耐震バックチェック最終報告対象施設）
基準地震動Ss-1

基準地震動Ss-2

島根１号機
島根２号機
島根３号機

評価完了※1基準地震動Ss-3
評価中※2（耐震安全性に影響なし）※1 ＮＩＳＡ審議が完了した島根１，２号機主要８施設の評価方法または他プラントの評価方法と同様な方法により評価。
※2 Ss-3とSs-1の比較等から耐震安全性評価への影響は軽微であると考えているが，現在，詳細な評価を実施中。

【参考】 主要８施設の評価について≪主要８施設≫耐震バックチェックの中間報告書で，安全上重要な機能を有する主要８施設の評価を実施①炉心支持構造物，②制御棒，③残留熱除去ポンプ，④残留熱除去系配管⑤原子炉圧力容器，⑥主蒸気配管，⑦原子炉格納容器，⑧原子炉建物【原子炉建物の解析モデル】【安全上重要な機能を有する主要設備】

７

4-1．津波評価（津波の波源）
想定津波として海域活断層および日本海東縁部に想定される地震に伴う津波を設定している。

８

4-2．津波評価（今回の地震による知見を踏まえた解析）
敷地前面海域に位置する「Ｆ－Ⅲ，Ｆ－ⅣおよびＦｋ－２断層」の連動を考慮した津波について評価を実施。

９104-3．津波評価（津波の評価結果）

敷地前面海域断層の連動を考慮した場合の評価結果は，1・2号機施設護岸
でTP6.0ｍ，3号機施設護岸でTP8.7ｍの津波高さとなった。
また，地殻変動量が約 -0.5mであった。
このため，最大津波高さは， 1・2号でEL6.5ｍ，3号でEL9.2ｍとなるが，津波対策により原子炉施設が津波による被害を受ける恐れはない。
津波対策（EL15ｍ）

津波対策（EL15ｍ）

１，２号機防波壁（EL15ｍ）
は建設中。
（Ｈ２５年内完了予定）
敷地高さ（EL8.5ｍ）（１，２号イメージ図）（注）ＴＰ：東京湾平均海面， ＥＬ：標高

最大津波高さ
EL9.2ｍ

防波壁

最大津波高さ
EL6.5ｍ

防波壁高さ（EL15ｍ）

敷地高さ（EL8.5ｍ）（３号イメージ図）

島根原子力発電所の安全対策の状況について１． 地震対策（耐震裕度向上工事）
耐震安全性をより一層高めるために，安全上重要な施設全般について，平成１９年度から耐震裕度向上工事を実施
２号機で計画していた工事は完了。
１号機で計画していた工事は，原子炉
建物天井クレーンの耐震裕度向上工事（H24年12月まで）を除いて完了。

11

２-1．福島第一の事故を踏まえた安全対策≪炉心損傷を起こさないための対策≫

冷却機能の喪失

冷却・
注水
設備対策

電源の喪失

冷却機能を確保する

津波による重要設備の浸水

所内電気設備対策（
浸水対策含む）

巨大津波の襲来

炉心損傷を起こさないための対策

電源を確保する

外部電源の喪失

外部電源
対策

巨大地震の発生対策のねらい（１）外部電源に係る電力系統の供給信頼性評価・向上
参考１ 外部電源対策（１）電源設備の多重化と多様化（２）建物の浸水防止対策の強化
参考２ 所内電気設備対策（１）冷却設備の浸水防止対策（２）水源の確保，多様化（３）冷却，代替注水機能の強化
参考３ 冷却・注水設備対策

12

２-２．福島第一の事故を踏まえた安全対策

13≪万が一炉心損傷に至った場合の対策≫

参考４ 水素爆発防止対策（２）原子炉格納容器ベントラインの確保
フィルタ付ベント設備
参考５ 格納容器ベント対策

管理・
計装
設備対策

放射性物質の放出

格納容器破損
水素爆発対策閉じ込め機能を確保する・
迅速に収束させる

水素による
建屋爆発

万が一，炉心損傷に至った場合の対策

炉心損傷（１）原子炉建物水素爆発の防止（１）免震重要棟の設置
参考６ 免震重要棟の設置（２）がれき撤去用の重機の配備
緊急時における発電所構内の通信手段確保
参考７ 重機の配備，通信手段の確保≪その他の対策≫
参考８

防波壁の設置参考９

緊急時対応訓練

14【参考１】 外部電源対策■外部電源に係る電力系統の供給信頼性評価・向上
発電所へは複数ルートから電力供給可能であり，供給信頼性は十分に確保できています。

【参考】
送電線から電力を受電する屋外の電気設備（変圧器）については，浸水防止対策として，変圧器設置エリアにＥＬ１５ｍの防水壁を設置しました。

送電線を支持しているがいしに緩衝材（バネ）を設置するなど，耐震性を強化しました。

変圧器（屋外）【参考２－１】 所内電気設備対策

15■電源設備の多重化と多様化
緊急時に監視計器や蓄電池等へ電力を供給するため，高圧発電機車を配備しました。
非常用ディーゼル発電機のバックアップとして，１台で，１～３号機の原子炉の冷却に必要な電力を供給することができる「ガスタービン発電機」（２台）を発電所構内の高台に設置しました。

ガスタービン発電機用の軽油タンクとして，
３００ｋＬおよび５６０ｋＬタンクを設置
軽油タンク２基運用により２台のガスタービ
ン発電機を約１週間，連続運転することが可能【参考２－２】 所内電気設備対策
建物内の安全上重要な設備への浸水を防ぐため，ＥＬ１５ｍまでの浸水を想定し防水性を高めた扉への取替え等を実施しました。

16【参考３】 冷却・注水設備対策

17

福島第一原子力発電所では，津波によって海側に設置された冷却用のポンプ全てが機能喪失し，原子炉・使用済燃料プールを冷却することができなくなったことから，冷却，注水機能の強化や水源の確保などの対策を実施しています。

【参考４】 原子炉建物水素爆発の防止
原子炉建物の水素爆発を防止するために水素検出器及び原子炉建物から水素を放出する装置（ブローアウトパネル※１開放装置）の設置工事を実施しました。

※１ ブローアウトパネル
原子炉建物内で急激な圧力上昇が生じた際に開放し，施設や機器の損傷を防止するために設置されている板。

18

【参考５-1】 格納容器ベント対策

19

原子炉格納容器ベントラインの確保
原子炉格納容器の圧力上昇時に，確実なベントを実施するため，窒素ガスボンベを配備した。これにより電源が喪失した場合でも，確実に弁を開けることが可能。

20【参考５-２】 フィルタ付ベント設備
 福島事故では50km付近まで約20mSv/年の土地汚染
 万一の場合であっても，放射性物質の放出量を劇的に低減するためにフィルタ付ベント設備を設置
 フィルタ付ベント設備により放出量を1/1000以下にし，土地汚染による長期避難区域を極小化
 駆動源喪失等様々な状況でも確実にベントが作動するよう考慮
フィルタ付ベント装置イメージ

既設：格納容器ベント装置

M

新設：フィルタ付ベント装置
排気筒

A

原子炉

A

遮へい壁

M
M

M

A

M

A

原子炉
格納容器

ドレン

【参考６】 免震重要棟の設置
免震重要棟（仮称）の設置
大規模地震等によって原子力発電所の事故が発生した場合の対応に，より万全を期すため，緊急時対策所機能を収容する免震構造の建物（仮称：免震重要棟）を発電所構内の高台に設置します。

21

【参考７】 重機の配備，通信手段の確保

22

がれき撤去用の重機の配備
発電所構内のアクセスルートを確保するため，がれき撤去用の重機を配備しました。

緊急時における発電所構内の通信手段の確保
全ての交流電源が喪失した場合でも発電所構内の通信手段を確保するために，トランシーバー等を配備しました。

【参考８】 防波壁の設置

23■防波壁の強化
防波壁を海ばつ１５ｍまでかさ上げする工事を行なっています。この対策により，津波の影
響を最小限に抑え，安全性をさらに向上させることができます。（平成２５年内完了予定）

24【参考９】 緊急時対応訓練

地震・津波による全交流電源の喪失等の過酷な状況を想定した緊急時対応訓練を継続的に実施しています。

１・２・３号機同時被災を想定した緊急時対応訓練

消防車による代替注水訓練（消防ホースのタンク接続）

ホイルローダによるがれき撤去訓練

島根原子力発電所２号機の安全性に関する総合評価（ストレステスト）一次評価結果

１．安全性に関する総合評価（ストレステスト）について25

 安全性に関する総合評価（ストレステスト）とは東京電力（株）福島第一原子力発電所における事故を踏まえ，国によって新たに導入された安全評価で，安全上重要な設備が，設計上の想定を超える事象（地震や津波など）に対して，どの程度の大きさまで耐えることが出来るのか，安全裕度はどの程度なのかを評価するものです。

 評価には「一次評価」と「二次評価」がある
評価には，定期検査中で起動準備が整った原子炉を対象とした「一次評価」と，建設中の原子炉も含めたすべての発電所を対象とした「二次評価」があります。

26

２．一次評価項目と内容
評価項目

評価内容

地 震

想定を超える「地震」に対し，どの程度の地震の強さまで燃料が損傷せずに耐えられるかを評価

津 波

想定を超える「津波」に対し，どの程度の津波の高さまで燃料が損傷せずに耐えられるかを評価

地震と津波の重畳（同時発生）

想定を超える「地震」と，それに続く想定を超える「津波」の重畳（同時発生）に対し，どの程度の地震の強さ・津波の高さまで燃料が損傷せずに耐えられるかを評価

全交流電源喪失（発電所の交流電源喪失）

最終的な熱の逃し場の喪失(燃料の崩壊熱を除去する機能の喪失)

その他のシビアアクシデント
マネジメント

全交流電源喪失※1時，発電所外部からの支援がない状態において，燃料が損傷せずに耐えられる時間を評価
最終的な熱の逃し場（最終ヒートシンク）の喪失※2時，発電所外部からの支援がない状態において，燃料が損傷せずに耐えられる時間を評価
これまでに整備してきたシビアアクシデントマネジメント※3対策について，多重防護の観点から効果を確認※1 全交流電源喪失 ： 送電線からの電源（外部電源）および非常用ディーゼル発電設備からの電源が喪失し，全ての交流電源を喪失すること。
※2 最終的な熱の逃し場の喪失 ： 海水系ポンプの故障等により海水の取水が出来なくなり，電源はあるものの燃料の崩壊熱を除去する（外部へ逃す）ことが出来なくなること。（最終ヒートシンクの喪失）※3 シビアアクシデントマネジメント ： シビアアクシデント（過酷事故：燃料が重大な損傷を受けるような事象）が発生する可能性を低減し，また万一発生
した場合でもその影響を緩和するための措置のこと。

3‐１ 「地震」の評価

参考１

参考２

27

○ 地震に対するクリフエッジ※4の安全対策実施前後の比較は下表のとおり。
○ 原子炉及び燃料プールにある燃料について，耐震裕度が向上しており，安全対策で実施した高圧発電機
車および送水車の配備等が有効であるという評価結果を得ました。
クリフエッジ 〔対象となる設備〕

評価指標
対象
燃料損傷せずに耐えられる

原子炉

地震動と基準地震動Ｓｓ

1.69 倍1.57 倍〔非常用ディーゼル発電設備 他〕

1.96 倍※6

1.57 倍〔非常用ディーゼル発電設備 他〕〔原子炉建物天井クレーン〕※4 クリフエッジ：あるレベルを超えると燃料の冷却機能が維持できなくなる可能性がある値※5 原子炉圧力容器スタビライザ
原子炉格納容器内に設置され，地震の揺れによる原子炉圧力容器の水平方向の移動を抑制するもの。
※6 「外部電源喪失」の耐震裕度値（基準地震動Ｓｓの2.00倍）よりも，その他の起因事象（「燃料プール損傷」事象）の耐震裕度値の方が小さい値（基準地震動Ｓｓの1.96倍）であったことから，その値をクリフエッジとして特定した。

地震規模

1.57 Ss（対策前）

安全対策実施前〔原子炉圧力容器スタビライザ ※5〕

燃 料
プール

（600ガル）との比較

1.69 Ss（対策後）

安全対策実施後実施済みの安全対策
原子炉圧力容器スタビライザの機能が維持される
非常用ディーゼル発電設備他の機能が維持される

基準地震動 Ss
原子炉にある燃料の場合

高圧発電機車の配備

送水車の配備28

３‐２ 「津波」の評価○ 津波に対するクリフエッジの安全対策実施前後の比較は下表のとおり。
○ 原子炉及び燃料プールにある燃料について，許容津波高さが向上しており，安全対策で実施した送水車の配備および浸水防止対策等が有効であるという評価結果を得ました。
評価指標

クリフエッジ 〔対象となる設備〕
対象
原子炉

燃料損傷せずに耐えられる
津波高さ

燃 料
プール

安全対策実施後

安全対策実施前EL 15.0m

EL 8.5m〔変圧器，電源盤 他〕〔原子炉補機海水ポンプ 他〕

送水車

原子炉建物
タービン建物

燃料プール

変圧器

EL 15.0m（対策後）
敷地高さ EL 15.0m

EL 8.5m（対策前）
EL 6.5m（想定津波高さ）

原子炉格納容器

浸水防止対策

送水車による
原子炉等への
送水

建物内への
浸水を防止

海
原子炉補機海水ポンプ：実施済みの安全対策（イメージ図）29

３‐３ 「地震と津波の重畳（同時発生）」の評価

地震と津波の重畳（同時発生）の評価についても，「地震」「津波」の個別評価結果と同様のクリフエッジ値となり，同様の安全裕度があるという評価結果を得ました。
安全対策実施前
基準地震動Ｓｓ（600ｶﾞﾙ），津波高さEL 6.5mの想定に対し，地震動は基準地震動Ｓｓの1.57倍，津波高さはEL 8.5mの裕度であった。
安全対策実施後安全対策（高圧発電機車，送水車等の配備等）を実施したことにより，地震動は原子炉の場合で基準地震動Ssの1.69倍，燃料プールで1.96倍，津波高さは原子炉および燃料プール共にEL 15.0mとなった。
津波の高さ

評価指標

対象
原子炉

原子炉
燃料損傷せずに耐えられる津波高さ

燃料プール

安全対策実施前

1.69 倍1.57 倍原子炉圧力容器
スタビライザ

非常用ディーゼル
発電設備 他

1.96 倍1.57 倍原子炉建物
天井クレーン

非常用ディーゼル
発電設備 他

EL 15.0m

EL 8.5m〔変圧器，電源盤 他〕

原子炉補機海水ポンプ 他←クリフエッジ(対策後)

裕 度 向 上8.5m（対策前）
6.5m

安全対策に
より裕度が
向上

裕 度

想定津波

裕 度

燃料
プール

安全対策実施後

15.0m

高さ

想定
範囲

裕 度 向 上

燃料損傷せずに耐えられる地震動と基準地震動Ｓs(600ガル)との比較

クリフエッジ〔対象となる設備〕

地震の強さ
基準地震動Ｓｓ
に対する倍数

1.0

1.57

1.69

(対策前)

(対策後)

原子炉にある燃料の場合

３‐４ 「全交流電源喪失（発電所の交流電源喪失）」の評価 参考３30

発電所の全ての交流電源が喪失した場合に，発電所外部からの支援がない状態において，燃料の冷却機能が維持できなくなるまでの時間を評価しました。
実施済みの安全対策

安全対策実施前
原子炉については蓄電池（直流電源）により電源が確保できる
約８時間，また，燃料プール（原子炉停止時）については水温を
100℃未満に保つことが出来る８時間がクリフエッジであった。
高圧発電機車の配備

安全対策実施後
高圧発電機車等の配備により電源を確保するとともに，貯水槽などからの送水を可能としたことで，運転中でも水源が枯渇するまで約２３日間，原子炉停止時には約５８日間にわたり，燃料を損傷させることなく冷却することが可能となった。
対象

クリフエッジ〔対象となる設備〕
安全対策実施後

安全対策実施前
約 8 時間 〔蓄電池(直流電源)枯渇〕

原子炉運転時約 23 日〔水源枯渇〕

約 1.6 日〔燃料プール水温100℃到達〕

原子炉停止時約 58 日〔燃料(軽油)枯渇〕

約 8 時間〔燃料プール水温100℃到達〕

原子炉
燃料
プール

輪谷貯水槽

３‐５ 「最終的な熱の逃し場（燃料の崩壊熱を除去する機能）の喪失」 の評価

31

燃料の崩壊熱を除去するための海水ポンプの機能が喪失した場合に，発電所外部からの支援がない状態において，燃料の冷却機能が維持できなくなるまでの時間を評価しました。
実施済みの安全対策

安全対策実施前
原子炉および燃料プール（原子炉停止時）について，各淡水タンクなどの水源が確保できる約１１日，約２．６日がクリフエッジであった。
可搬式ディーゼル駆動ポンプ

安全対策実施後送水が可能な水源を増やしたこと，および新たに配備した可搬式ディーゼル駆動ポンプを設置することで，補機冷却水系による燃料の崩壊熱除去機能が回復するため，可搬式
ディーゼル駆動ポンプの燃料（軽油）が枯渇するまでの約１０７日間に亘り，燃料を損傷させることなく冷却することが可能となった。
対象

クリフエッジ〔対象となる設備〕
安全対策実施後

約 11 日〔水源枯渇〕

原子炉
燃料
プール

原子炉運転時
原子炉停止時

安全対策実施前

約 107 日〔燃料(軽油)枯渇〕

約 2.7 日〔水源枯渇〕
約 2.6 日〔水源枯渇〕

32

４．一次評価結果のまとめ

評価項目
地 震
津波との重畳（同時発生）も同じ

津 波
地震との重畳（同時発生）も同じ

燃料損傷せずに耐えられる地震動と，基準地
震動Ss(600ｶﾞﾙ)との比較

燃料損傷せずに耐えられる津波高さその他のシビアアクシ
デントマネジメント

安全対策実施前

原子炉

1.69 倍1.57 倍〔原子炉圧力容器スタビライザ〕〔非常用ディーゼル発電設備 他〕

1.96 倍1.57 倍〔原子炉建物天井クレーン〕〔非常用ディーゼル発電設備 他〕

原子炉
燃料プール

発電所外部からの支援がない状態において，燃料が損傷せずに耐え
られる時間

原子炉
運転時
原子炉
停止時

EL※5 15.0ｍ

EL 8.5ｍ〔変圧器，電源盤 他〕〔原子炉補機海水ポンプ 他〕

約 23 日〔蓄電池（直流電源）枯渇〕

約 8 時間〔水源枯渇〕

原子炉
運転時

約 1.6 日〔燃料プール水温100℃到達〕

約 58 日約 8 時間〔燃料(軽油)枯渇〕〔燃料プール水温100℃到達〕

約 11 日原子炉
燃料プール

燃料の崩壊熱を除去する機能の喪失

安全対策実施後

燃料プール

燃料プール

最終的な熱の逃し場の喪失

対象

原子炉

全交流電源
喪失
発電所の
交流電源喪失クリフエッジ 〔対象となる設備〕

クリフエッジ ※4
評価指標〔水源枯渇〕

約 107 日約 2.7 日〔燃料（軽油）枯渇〕〔水源枯渇〕

原子炉
停止時

約 2.6 日
〔水源枯渇〕

これまでに整備したシビアアクシデントマネジメント対策について，それぞれが多重的に整備されており，
また安全対策の実施によって多重性が高まっていることを確認した。

※4 クリフエッジ：あるレベルを超えると燃料の冷却機能が維持できなくなる可能性がある値※5 EL：東京湾平均海面を基準とした敷地の高さ

33【参考１】安全対策実施後の原子炉冷却手段① 高圧発電機車

地震・津波発生時においても以下の方法で冷却手段を確保①高圧発電機車で電源を供給し②主蒸気逃がし安全弁で圧力を降下させ③送水車により水を原子炉・燃料プールへ注水しながら④格納容器ベントラインにて崩壊熱を大気へ放出する
原子炉建物
原子炉格納容器
使用済燃料プール
原子炉
圧力容器

受電設備
主蒸気
逃し安全弁

送電線

②

使用済燃料

主蒸気配管

④

復水
貯蔵
タンク

格納容器
ベントライン

ポンプ

燃

料

ポンプ

ホース

ろ過水
タンク

熱交換 器

③

圧力抑制室

圧力抑制室

ホース

送水車（既存）排気筒

ポンプ

非常用ディーゼル
発電機
ポンプ

原子炉補機海水ポンプ

熱交換器

海

格納容器ベント用資機材の確保

送水車による
代替注水手段の確保

34【参考２】原子炉圧力容器スタビライザについて＜設置目的＞
原子炉格納容器内に設置され，地震の揺れがない時は荷重はかからない状態に調整されており，原子炉本体が揺れた場
合にのみスタビライザが水平荷重を支える構造になっている。
原子炉格納容器原子炉圧力容器ペデスタル

原子炉圧力容器

原子炉
圧力容器
支持スカート圧力容器

原子炉圧力容器
スタビライザ

原子炉格納容器
スタビライザ
ガンマ線遮へい壁
原子炉圧力容器原子炉圧力容器スタビライザ概観（緑着色部）

原子炉圧力容器スタビライザ
実物写真

35

【参考３】全交流電源喪失時の水源と燃料の関係について
運転時の例

水の流れ
燃料の流れ
電気の流れ

①約8時間で蓄電池(直流電源)が枯渇するため停止

原子炉隔離時冷却系ﾎﾟﾝﾌﾟ

原子炉

淡水タンク
（約5000m3）

圧力容器②高圧発電機車から供給される電源を使用して原子炉および燃料プールへ注水する。

代替注水
ポンプ

約１１日分

淡水貯水槽

燃 料

【約12日経過後】③淡水タンクが枯渇した後は，送水車により貯水槽から淡水を，貯水槽枯渇後は海水を原子炉等へ注水する。

（約10000m3）
送水車

約５日分

海
約７日分
高圧発電機車（3台）

直流電源装置等（中央制
御室の運転監視計器）
代替注水ﾎﾟﾝﾌﾟ 他

軽油タンク（約1700kl）
ガスタービン発電機

使用済燃料

使用済燃料プール

残留熱除去系ﾎﾟﾝﾌﾟ
原子炉補機冷却ﾎﾟﾝﾌﾟ
原子炉補機海水ﾎﾟﾝﾌﾟ 他①高圧発電機車他→約58日②ｶﾞｽﾀｰﾋﾞﾝ発電機他→約20日