議題２

福島第一原子力発電所事故を踏まえた
島根原子力発電所の対応状況他について

31

１−１ 島根原子力発電所における津波対策
項

目

概

要

建物浸水防止対策
電源確保対策

（防水性を高めた扉への取替等 ）高圧発電機車等の配備
発電機の燃料補給手段確保
緊急用発電機の設置
消防ポンプ車の追加配備
使用済燃料プールの冷却機能強化
原子炉格納容器ベント※１用資機材の配備

原子炉・使用済
燃料プールを冷やす対策

海水系ポンプエリアの浸水防止対策
原子炉補機海水ポンプ※２電動機の予備品確保

実施状況
１・２号
３号
緊急安全対策
実施済
2012年度内完了予定
実施済
実施済

実施済
1号：実施済２号：2011年度内完了予定

実施済

実施済

海水系ﾎﾟﾝﾌﾟ代替用移動式ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ駆動ﾎﾟﾝﾌﾟ配備
移動式消防ポンプの配備
敷地内浸水防止対策

防波壁の強化2013年内完了予定※3※１ 原子炉格納容器内の圧力上昇時に格納容器の破損を防止するため，容器内圧力を降下させる排気措置。
※２ 原子炉関係の機器を冷やす冷却水（淡水）の温度を下げるために熱交換器へ海水を供給するポンプ。
※３ ３号機エリアの防波壁は，2012年1月に完成。

32

１−２ 津波対策の実施状況（１/２）
建物の浸水防止対策

海水系ポンプエリアの浸水防止対策

建物内の安全上重要な設備を保護するため，防水性を高めた扉への取り替え等を行います。

原子炉補機海水ポンプの浸水を防止するために，防水蓋等を設置します。

〔３号機：完了，１・２号機：平成24年度内完了予定〕〔１・３号機：完了，２号機：平成23年度内完了予定〕

３号機建物外壁に設置した水密扉

３号機海水系ポンプエリアに設置した防水緊急用発電機の追加設置（２０１１年12月22日運用開始）

蓋据付後のガスタービン発電機

非常用ディーゼル発電機のバックアップとして，ガスタービン発電機（1万2千kW級×2台）を発電所敷地内の高台に設置します。

33

１−３ 津波対策の実施状況（２/２）
発電所構内全域を海抜15mの防波壁で囲むこととしている。
３号機北側防波壁について，国の登録確認機関による港湾法上の技術基準適合性確認※１を受け，11月25日に確認証を受領した。
この度の確認により，当社が設定する基準地震動（600ガル）および津波（敷地浸水高さ海抜15m）に対して，必要な強度を有する設計※２であるとの評価を受けた。

防波壁強化後のイメージ図

防水堤

３号機北側エリアの防波壁工事※１ 港湾の施設を建設または改良する際は，港湾法に基づき，その施設が技術基準へ適合することについて，国の登録確認機関による確認を受けることとなっている。
※２ この度は３号機北側について評価を受けているが，３号機東側および１，２号機北側の防波壁についても，同様の条件による設計を行っている。

防波壁は，「地震の揺れ」と「津波の衝撃」の両方に耐えることが必要。
３号機北側エリアでは，直径５１ｍｍの鉄筋や，防波壁本体を岩盤と一体化させるためのグラウンドアンカーを採用している。

鉄筋は最大で直径51mmのものを使用

34

１−４ 地震・津波対策（外部電源の信頼性確保）

項 目
外部電源からの受電に係る信頼性向上策

概要全ての送電回線を各号機に接続
地震に対する送電鉄塔の基礎安定性等について評価を実施

送電鉄塔の耐震性，基礎安定性の評価

送電線の一部がいしについて，耐震性強化対策を実施 [写真①]
屋外電気設備（変圧器）周辺に防水壁設置[写真②]

開閉所等の電気設備の津波影響防止策[写真①] 支持がいしの耐震性強化対策

実施状況
２０１２年度内完了予定
２０１１年度内完了予定
２０１２年内完了予定[写真②] 電気設備の防水壁

緩衝材を設置
揺れを吸収

揺れ
３号機変圧器エリアの防水壁（H23.12完成)

35

１−５ シビアアクシデントへの対応策
項目

中央制御室の作業環境確保
緊急時における発電所構内通信手段の確保
防護服等の資機材の確保，放射線管理の体制整備
水素爆発防止対策がれき撤去用重機の配備[写真①] 高圧発電機車

概

要

高圧発電機車の追加配備[写真①]
簡易通話装置（乾電池式）等の配備 他
高線量対応防護服の配備（10着，１･２･３号機共通） 他天井開口対策（資機材確保）
水素放出設備等の設置 [写真②]ホイールローダの配備[写真③][写真②] 水素放出設備
イメージ図

水素検知器

原子炉建物

水素放出設備

実施状況
１・２号
３号
実施済
実施済
実施済
実施済
2012年度内実施済
完了予定
実施済[写真③] ホイールローダ

１−６ 地震・津波対策（免震重要棟の設置）

36

 大規模地震が発生しても緊急時対応に支障をきたすことがないよう，プラント監視や通信機能などの重要な設備を集合させた免震重要棟（仮称）を発電所構内の高台に設置する予定（Ｈ２６年度内運用開始予定）

２−１ 島根原子力発電所における地震対策（指針改訂への対応）

37（H18.9）耐震設計審査指針改訂【目的】 耐震安全性への信頼性の一層の向上を図る

耐震安全性評価（H18.9〜実施中）

地質調査
・地質調査結果に余裕をもって宍道断層長さを約22kmと設定

基準地震動Ssの策定
・地震動評価結果に余裕を持ってSs（600gal）を策定

耐震裕度向上工事（H19〜H22年度）※
機器の耐震裕度を確保するために必要な補強工事を計画的に実施。
・原子炉建物天井クレーン
・燃料取替機・原子炉補機冷却系熱交換器
・配管，電路類支持構造物 等※ 原子炉建物天井クレーンの一部工事を除き工事を完了した。

建物・構築物，機器・配管系の評価

２−２ 島根原子力発電所 宍道断層の評価

38○西端を「古浦西方の西側」，東端を「下宇部尾東」とし，宍道断層の評価長さを約２２ ｋｍに設定。
○なお東端については，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についても評価している。

２−３ 島根１号機耐震裕度向上工事の例（１）≪原子炉補機冷却系熱交換器サポート補強工事≫
原子炉補機冷却系熱交換器

サポートを改造，追加

39

２−４ 島根1号機耐震裕度向上工事例（２）≪残留熱除去系配管サポート補強工事≫
≪補強前≫

≪補強後≫

サポート位置を手前に若干移動し，改造・補強

40

41

２−５ 耐震安全性評価および耐震裕度向上工事範囲（島根1号機）
原子炉建物
格納容器

T

Tp

p
高圧注水系
（ＨＰＣＩ）

原子炉隔離時
冷却系（ＲＣＩＣ）

圧力容器
蒸気乾燥機

ﾀｰﾋﾞﾝ
建物

M
p
Ｄ／Ｗ
冷却機

炉心スプレイ系（ＲＣＳ）

炉心
ｼｭﾗｳﾄﾞ

：工事範囲
Ｒ／Ｂ
送風機

Ｒ／Ｂ
排風機

M

M

p

p

：耐震安全性
評価範囲

原子炉再循環系
（ＰＬＲ）

凡例

熱交換器

原子炉補機
海水系
（ＲＳＷ）

残留熱除去系
（ＲＨＲ）

M

M
タンク
より

M
p
M

p

熱交換器

M

液体ポイズン系
（ＳＬＣ）

p
熱交換器

：弁

p

原子炉補機
冷却水系
（ＲＣＷ）

p

ＣＷ系
より制御棒駆動水圧系
（ＣＲＤ）

： 逆止弁
M

M
p

原子炉冷却材
浄化系
（ＣＵＷ）

p
Ｔ
p

： 電動駆動ポンプ： タービン駆動ポンプ

42

２−６ 建物・機器などの耐震安全性評価 〜評価結果〜

耐震安全性評価の結果，発生値は評価基準値を満足しており，主要な施設の安全機能は保持されることを確認した。
１号

機

2号

3機

号

機

主要な施設

止 制御棒（挿入性）
める 炉心支持構造物

発生値

評価基準値

判定

発生値

評価基準値

判定

発生値

評価基準値

判定

27.1 mm40.0 mm○34.7 mm40.0 mm○38.2 mm40.0 mm○

311 N/mm2

606 N/mm2○

112 N/mm2

248 N/mm2○

86 N/mm2

260 N/mm2○

冷 残留熱除去ポンプ
やす 残留熱除去系配管

16 N/mm2

185 N/mm2○

10 N/mm2

350 N/mm2○

11 N/mm2

324 N/mm2○

218 N/mm2

260 N/mm2○

199 N/mm2

335 N/mm2○

189 N/mm2364 N/mm2○

原子炉格納容器0.64※

1○0.41※

1○

245 N/mm2

269 N/mm2○

129 N/mm2

467 N/mm2○

307 N/mm2

499 N/mm2○

270 N/mm2

458 N/mm2○

288 N/mm2

374 N/mm2○

252 N/mm2

374 N/mm2○

257 N/mm2

374 N/mm2○

0.55×10‑3

2.0×10‑3○

0.53×10‑3

2.0×10‑3○

0.33×10‑3

2.0×10‑3○閉
じ 原子炉圧力容器込め
主蒸気系配管る
原子炉建物耐震壁※島根1，2号機については，座屈応力を評価（単位なし）。

３−１ ストレステストの状況 （地震に対する安全裕度の評価方法）

43

原子力発電所の更なる安全性の向上と安全性についての国民・住民の方々の安心・信頼の確保のため，欧州諸国で導入されたストレステストを参考に，新たな手続き・ルールに基づく安全評価を実施するもの。

（出所：経済産業省）

３−２ ストレステストの状況 （評価対象施設と実施計画）

44

評価対象施設全ての既設の発電用原子炉施設を対象とし，建設中のものを含める。
実施計画○一次評価：
定期検査中で，起動準備の整った原子炉に対して順次実施する。
○二次評価：
評価対象となる全ての発電用原子炉施設に対して実施する。
建設中の発電用原子炉については，起動までに評価を実施する。

（出所：経済産業省）

３−３ ストレステスト２次評価のイメージ（地震・津波評価）

45

原子炉および使用済燃料プールにある燃料に対し，設計上の想定を超える地震，津波及びこれらの重畳を想定し，裕度を評価
地震動 (gal)

β×Ss

α×Ss
安全対策等も考慮
し裕度を評価（耐震バックチェック）

Sｓ=600gal

必要な耐震補強工事や敷地高さにより裕度を確保
津波
高さ（m)

想定津波
高さ=5.7m

敷地高さ=8.5m

γ m

３−４ ストレステストの実施状況国内におけるストレステストの実施状況【一次評価の報告】
関西：大飯３（10/28），大飯４（11/17），美浜３（12/21），高浜１（1/13）
大飯１（1/27）
四国：伊方３（11/14）
北海道：泊１（12/7），泊２（12/27）
九州：川内１・２，玄海２（12/14）
東北：東通１（12/27）
原電：敦賀２（12/27）
東京：柏崎刈羽１・７（1/16）
北陸：志賀２（2/1）※現在，原子力安全・保安院による意見聴取会を実施中。
【二次評価の報告】なし（2/1現在）
島根原子力発電所におけるストレステストの実施状況
・平成２３年９月１４日，１・２・３号機の検討に着手。
・現在，１・２・３号機について，二次評価を実施中。

46

47

４．防災範囲の拡大，安全協定締結・改定の状況• 原子力安全委員会の作業部会で防災地域の範囲の拡大について事務局（案）が示されている。
（10/20，11/1）• 当社は福島事故を踏まえ，防災範囲の拡大も考慮しながら鳥取県・米子市・境港市と安全協定を締結（12/25）• 出雲市とは協定を改定（12/25）• 雲南市，安来市とは，情報の直接連絡を開始（11/30）

３０Ｋｍ（ＵＰＺ）

ＵＰＺ〔Urgent Protective ａｃｔｉｏｎ Planning Zone〕（緊急防護措置区域）

１０Ｋｍ（ＥＰＺ）

●

● 境港市

松江市
●
●出雲市
●

● 米子市

安来市
雲南市

島根原子力発電所●

島根県
EPZ〔 EmergencyPlanning Zone〕（防災対策を重点的に充実すべき地域の範囲 ）短期間で防護措置を行えるよう防災計画を策定

岡山県
広島県

環境ﾓﾆﾀﾘﾝｸﾞの数値によって避難，または屋内退避

市

人口

松江市

20.6万人

出雲市

17.1万人

雲南市

4.2万人

安来市

4.2万人

鳥取県境港市

3.5万人

米子市

15.0万人

計64.6万人【参考（人口）＊】5km圏内： 0.9万人10km圏内： 7.1万人
30km圏内：45.0万人＊H17年度国政調査

５−１ 島根１号機原子炉再循環系配管の取替工事について48

 第29回定検で原子炉再循環系配管の溶接継手部２箇所にひびを確認。
 溶接継手部２箇所の健全性を確認し，国へ評価結果を報告。

第28回定検で確認されたひび１箇所と合わせて，３箇所の原子炉再循環系配管の取替工事を公表（H23.7.12）
No

継手箇所

配管寸法

ひび寸法

確認時期

1

A-PLRポンプ
出口弁下流側外径
約610mm

長さ：547mm
深さ：最大5.0mm

第29回定検2

A-PLRポンプ入口弁上流側厚さ約30mm

長さ：25mm
深さ：最大2.7mm
長さ：27mm
深さ：最大2.7mm

第29回定検3

B-PLRポンプ入口弁上流側長さ：79mm
深さ：最大4.0mm

第28回定検 配管取替工事を実施（H23.9.1〜H23.12.27）

49

５−２ 島根1号機原子炉再循環系配管取替工事の概要
原子炉
圧力容器内より残留熱除去系へ

原子炉圧力容器内の各ジェットポンプへ

Ａ−原子炉再循環ポンプ

原子炉圧力容器内の各ジェットポンプへ

原子炉
圧力容器内より残留熱除去系より

Ｂ−原子炉再循環ポンプ

【Ａ系】

【Ｂ系】

出口弁

出口弁
入口弁

入口弁

取替範囲
（配管長：約３ｍ）

残留熱除去系より取替範囲（配管長：約２ｍ）

取替範囲（配管長：約２ｍ）
第28回定検で確認したひび

第29回定検で確認したひび
第29回定検で確認したひび

６−１ 島根３号機制御棒駆動機構動作不良事象の発生状況

50

島根３号機建設工事における制御棒駆動系系統試験中に，18体の制御棒駆動機構（以下,ＣＲＤという）（全205体）が一時的にスムーズに挿入できない動作不良事象が発生した。
・平成22年11月12日〜 ：CRD系統試験開始
・平成22年11月24日〜12月23日：CRD動作不良事象発生
事象の特徴
・動作不良事象は18体のCRD挿入時にのみ発生し，引抜時は発生しない。
・事象発生後，一旦引抜方向へ動かすと挿入が可能になる。
・動作不良が発生しなかったCRDの内103体についても，挿入時に駆動用電動機に電流異常が発生した。

６−２ 島根３号機制御棒駆動機構（ＣＲＤ）の構造

51

６−３ 島根３号機制御棒駆動機構（CRD）本体分解点検結果

52

CRD本体分解点検結果【例】

写真①異物(金属剥離片)

写真②
ﾎﾞｰﾙねじ軸肌荒れ

写真③

写真④異物(金属剥離片)

異物(金属剥離片)

６−４ 島根３号機ＣＲＤ動作不良事象の原因・再発防止対策

53

本事象の原因を究明し，以下の再発防止対策を処置して動作確認試験を行った結果，全ての制御棒駆動機構（CRD：205体）において動作不良および電流異常はみられず，再発防止対策の有効性を確認することが出来た。
原 因

再発防止対策CRD本体内に混入した異物の駆動用ねじへの噛み込み（異物混入防止）
・原子炉圧力容器内清掃
・パージ流量の適正管理

CRD結合部のはめ合い不足（正常なCRD結合部はめ合い管理の徹底）
・結合部歯面の再仕上げ
・はめ合い管理方法の変更

ボール走行面の初期表面状態による摩擦抵抗大（摩擦抵抗の低減）
・なじみ処理６−５ ＣＲＤ結合部のはめ合い不足のメカニズムと再発防止対策
はめ合いが正常な状態
ねじ軸の芯が安定しており，ボールの接触状態が安定

軸上が着座

54

はめ合いが不足している状態
ねじ軸の支持が不安定な場合，ボールの接触状態が不安定

ボールのすべりにより，ボール走行面が損傷し、回転抵抗が増大

ねじ下端が浮いている

再発防止対策：結合部の歯面の再仕上げ，はめ合い管理方法の変更

６−６ （参考）制御棒駆動機構（ＣＲＤ）動作概略図
通常駆動

電動機駆動により制御棒を挿入／引抜緊急停止

水圧駆動により制御棒を急速挿入

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