志賀原子力発電所１号機の安全性に関する総合評価（一次評価）の結果の提出について
平成24年3月26日
北陸電力株式会社※１

本日（３月26日）、原子力安全・保安院からの指示文書 に基づき、志賀原子力発電※２

所１号機の安全性に関する総合評価（ストレステスト）のうち、一次評価を実施し、その結果を同院に報告しましたので、お知らせします。
平成23年７月22日、原子力安全・保安院より、東京電力株式会社福島第一原子力発電所における事故を踏まえた原子炉施設の安全性に関する総合評価を実施するとともに、評価結果を報告するよう指示がありました。
（平成23年７月22日お知らせ済）
当社は、この指示に基づき、志賀原子力発電所１号機について、原子炉施設の安全性に関する総合評価のうち一次評価を実施し、本日（３月26日）、その結果を同院に報告しました。
（２号機については２月１日報告・お知らせ済）評価の結果、安全上重要な施設・機器等は、設計上の想定を超える事象に対する安全裕度を十分有しており、また、これまでに実施した緊急安全対策等によって、更に安全裕度が向上していることを確認しました。
当社としては、引き続き、志賀原子力発電所の安全強化策を確実に実施するとともに、今後も新たな知見が得られた場合は迅速かつ的確に対策を追加し、志賀原子力発電所の安全確保に万全を期してまいります。
以上

添付資料：志賀原子力発電所１号機の安全性に関する総合評価(ストレステスト)一次評
価結果について※１ 原子力安全・保安院からの指示文書「東京電力株式会社福島第一原子力発電所における事故を踏まえた既設の発電用原子炉施設の安全性に関する総合評価の実施について(指示)」（平成23年７月22日付）※２ 評価では、安全上重要な施設・機器等について、設計上の想定を超える事象に対して、どの程度の安全裕度が確保されているか評価する「一次評価」と、設計上の想定を超える事象の発生を仮定し、評価対象の原子力発電所が、どの程度の事象まで燃料の重大な損傷を発生させることなく耐えることができるか、安全裕度(耐力)を評価する「二次評価」を行う。
＜参考資料＞
発電用原子炉施設の安全性に関する総合評価(一次評価)に関する報告書（志賀原子力発電所1号機)
http://www.rikuden.co.jp/tousyataiou/attach/12032602.pdf [PDF 9.44MB]

志賀原子力発電所１号機の安全性に関する総合評価（ストレステスト）一次評価結果について
志賀原子力発電所１号機の総合評価（一次評価）において，全ての評価事象（地震，津波，地震と津波の重畳，全交流電源喪失，最終的な熱の逃がし場の喪失）のクリフエッジを評価した結果，安全上重要な施設・機器等は十分な安全裕度を有し，仮に設計を一定程度超える事象に遭遇したとしても安全性が確保されることを確認しました。
当社としては，引き続き，志賀原子力発電所の安全強化策を確実に実施するとともに，今後も新たな知見が得られた場合は迅速かつ的確に対策を追加し，志賀原子力発電所の安全確保に万全を期してまいります。

評価の手順
Ⅰ．評価対象設備の選定①地震や津波等を起因として発生する事象に対して，燃料の重大な損傷を防止するための手段（シナリオ）を特定②各シナリオに関係する評価対象設備（構築物や機器）を抽出

Ⅱ．対象設備の裕度評価③各評価対象設備について安全裕度を評価（例：想定を超える地震に対して何倍まで耐えられるか，想定を超える津波に対してどの高さまで耐えられるか）

志賀原子力発電所１号機

総合評価（ストレステスト）一次評価結果（概要）

最終的な熱の地震と津波の重畳
逃がし場の喪失
燃料の崩壊熱を除去するための海想定（設計津波高さ（約５ｍ））を発電所が完全に停電（全交流電源喪想定（基準地震動Ｓｓ（600gal））
水を取水できない場合（最終的な熱超えて，どの程度の高さの津波によ失）した場合に，外部からの支援なを超えて，どの程度の地震による揺の逃がし場の喪失）に，外部からのる浸水まで燃料の損傷に至らない
評価内容
しでどの程度の時間まで燃料の損れまで燃料の損傷に至らないか（ど支援なしでどの程度の時間まで燃か（どの程度の裕度があるか）を評
傷に至らないかを評価の程度の裕度があるか）を評価
料の損傷に至らないかを評価
価
地震と津波の重畳に
評価尺度
基準地震動Ｓｓ（gal）
津波高さ（ｍ）
日数（日）
日数（日）
よっても，「地震」及評価対象燃料の場所
原子炉
燃料プール
原子炉
燃料プール
原子炉
燃料プール
原子炉
燃料プール
び「津波」の評価結果
以外の新たなクリフ
１.９３倍
２.００倍
１５．３ｍ
緊急安全対策等実施後
約７０日
約７０日
約４８０日
約４８０日
※２
エッジが発生しない(1158gal)(1200gal)[原子炉隔離時
２０ｍ以上[軽油枯渇][軽油枯渇][軽油枯渇][軽油枯渇]
クリフエッジ
ことを確認[格納容器ﾍﾞﾝﾄ配管][燃料ﾌﾟｰﾙ]
冷却系等]
評価項目

地

緊急安全対策等実施前
クリフエッジ

１．３７倍(822gal)[原子炉補機冷却系配管]

震

津

１．３７倍
(822gal)[原子炉補機冷却系配管]

１１.３ｍ[非常用電源盤]※１：クリフエッジ
これを超えることで事象の進展が加速し，原子炉の安全性が損なわれるようなこととなるポイント（地震動，津波高さ等）

１１.３ｍ［非常用電源盤]

約８時間[ﾌﾟｰﾙ水温100℃到達]

約８時間[蓄電池枯渇]

上記評価項目のほか，当社が整備しているシビアアクシデント策について，多重防護の観点からその有効性を確認した。
「津波」に対する裕度「地震」に対する裕度
地震規模

約４８０日
[軽油枯渇]

約４８０日[軽油枯渇]（クリフエッジ欄の[ ]内は対象設備・状態を示す）

822gal「全交流電源喪失」に対する裕度
原子炉建屋

消防車による注水(対策後)④各シナリオの中で最も安
全裕度の低い設備を特定することで，シナリオが成立しなくなるレベル(クリフエッジ※１)を特定する。
（これを緊急安全対策実施前後で行い，効果を確認する）

全交流電源喪失※２：20ｍの津波高さまで評価した結果，燃料損傷には至らないことを確認した。

1158galⅢ．プラント全体の裕度評
価 と緊 急安全 対策等の効果の確認

波

蓄電池の枯渇軽油の枯渇▽▽
既存設備
電源車より電源をによる注水 供給し注水タービン建屋

既存設備による注水(対策前)

15.3ｍ(対策後)(基準地震動 Ss)【緊急安全対策等実施後】
非常用ディーゼル発電機の機能が喪失しても，電源車を整備したことにより原子炉隔離時冷却系および消防車による注水が可能となったことから，格納容器ベント配管が損傷しない基準地震動の 1.93 倍の地震動まで燃料の冷却が可能となり，さらに安全裕度が向上した。

軽油の枯渇
▽

冷却 既存設備による注水

冷却５ｍ(設計津波高さ)
既存設備による注水(注)上図は「原子炉にある燃料」に対する評価結果の場合【緊急安全対策等実施前】
最も安全裕度の低い設備は非常用ディーゼル発電機の冷却に用いる原子炉補機冷却系の配管であり、原子炉補機冷却系の配管が損傷しない基準地
震動の 1.37 倍の地震動まで既存設備の注水により燃料の冷却が可能。

既存設備に加え消防車による注水

消防車による注水11.3ｍ(対策前)

600gal「最終的な熱の逃がし場の喪失」に対する裕度

海水系ポンプ(注)上図は「原子炉にある燃料」に対する評価結果の場合【緊急安全対策等実施前】
最も安全裕度の低い設備は非常用電源盤であり，非常用電源盤の機能が維持される 11.3m の高さの津波まで既存設備の注水により燃料の冷却が可能。
【緊急安全対策等実施後】
電源車を整備したことにより原子炉隔離時冷却系および消防車による注水（燃料冷却）が可能となったことから，原子炉隔離時冷却系等の機能が維持される
15.3m の高さの津波が到来するまで，燃料の冷却が可能となり，さらに安全裕度が向上した。

▲
全交流
電源喪失

約８時間
約 70 日(対策前)(対策後)
燃料冷却の継続時間→(注)上図は「原子炉にある燃料」に対する評価結果の場合【緊急安全対策等実施前】
所内電源・外部電源が喪失し，非常用ディーゼル発電機も起動できなくなった場合(全交流電源喪失)，約８時間の間は，蓄電池からの電源供給を受けた原子炉隔離時冷却系の注水により燃料の冷却が可能。
【緊急安全対策等実施後】蓄電池が使用できなくなっても，電源車を整備した
ことにより電源確保が可能となるとともに，電源を必要としない消防車などの注水手段を確保したことか
ら，これらに必要な燃料（軽油）が枯渇するまでの約 70 日間，燃料の冷却が可能となり，安全裕度が向上した。

▲
最終的な熱の逃がし場喪失

約 480 日(対策前,対策後)
燃料冷却の継続時間→【緊急安全対策等実施前】
燃料の冷却は熱交換器を介して行い，最終的に海水へ熱を逃がすが，熱交換に使用する海水が取水できない場合，電動消火ポンプにより大坪川ダムの水を注水することで長期にわたり燃料の冷却が可能。
万一，電動消火ポンプが使用できなくなっても，ディーゼル消火ポンプによる注水をした場合には燃料（軽油）が枯渇するまでの約 480 日間，燃料の冷却が可能。
【緊急安全対策等実施後】
仮に電動消火ポンプやディーゼル消火ポンプが使用できない場合であっても，消防車による注水が可能であり，燃料の冷却を行う手段が多重化され一層信頼性が向上した。

［参考］志賀原子力発電所１号機の安全性に関する総合評価（ストレステスト）一次評価結果について（評価結果の概要）「地震」に対する評価

事象収束のための手段（シナリオ）
事象発生

冷却（高圧注水）

電源確保

全ての交流電源を失った場合に，外部支援なしでどの程度の時間まで( 燃料の損傷に至らないかを評価)「全交流電源喪失」に対する評価（基準地震動 Ss を超えて，どの程度の地震まで燃料の損傷に至らないかを評価）

事象発生

冷却（低圧注水）

事象収束のための手段

冷却（除熱）

ｸﾘﾌｴｯｼﾞ

緊急安全対策等実施前の手段（シナリオ）

地震

原子炉隔離
時冷却系
【2.01 倍（配管)】

外部電源の喪失

低圧炉心
ｽﾌﾟﾚｲ系等

原子炉格納容器
ベント【1.88 倍（弁)】【1.93 倍(配管)】

ｸﾘﾌｴｯｼﾞ

注水のため，原既存設備による注水及び 子 炉 の 圧 力 を注水 のための 減 圧操作 減圧するに必要な電源の確保

復水貯蔵タンク

評価では，地震により開閉所設備が損傷し，外部電源が喪失すると仮定

原子炉
減圧操作
【2.13 倍※１(弁)】電源車からの電源供給【2.00倍(電源車)】

全交流電源喪失

安定冷却のため，原子炉減圧等に伴い格納容器内に蓄積される熱ｴﾈﾙｷﾞｰを放出する

ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ消火ﾎﾟﾝﾌﾟ[既設]消防車による注水【2.00倍(消防車)】

原子炉格納容器
ベント【1.93 倍(配管)】

大坪川
ダム

冷却ﾎｰｽ

ﾎｰｽ
海水

事象発生

冷却（低圧注水）

冷却（除熱）
原子炉隔離時冷却系ﾎﾟﾝﾌﾟ[既設]緊急安全対策等実施前の手段（シナリオ）
原子炉隔離時冷却系

津波

最終的な熱の逃がし場の喪失

外部電源の確保

【11.3m
【11.3m(ﾎﾟﾝﾌﾟ等)】 (非常用電源盤)】)( 海水での冷却ができなくなった場合に，外部支援なしでどの程度の時間まで燃料の損傷に至らないかを評価
事象収束のための手段

事象発生
電源確保

原子炉
減圧操作

復水補給水系による注水【20m以上(弁)】【11.3m(ﾎﾟﾝﾌﾟ)】

原子炉格納容器
ベント【16m(弁)】復水貯蔵タンク冷却復水移送ﾎﾟﾝﾌﾟ[既設]最終的な熱の逃がし場の喪失

炉心ｸﾘﾌｴｯｼﾞ
既存設備 による注水及び注水のための減圧操作に必要な電源の確保

ろ過水タンク電動消火ﾎﾟﾝﾌﾟ[既設]ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ消火ﾎﾟﾝﾌﾟ[既設]緊急安全対策等により新たに加わった手段（シナリオ）
原子炉隔離時冷却系※２

評価では，津波の浸水により原
子炉補機冷却海水ポンプ等の機能喪失による最終的な熱の逃がし場が喪失すると仮定

緊急安全対策等により新たに加わった手段【緊急安全対策等実施前】
事象発生から約８時間の間，蓄電池からの電源供給を受けた原子炉隔離時冷却系の注水により燃料の冷却が可能。
【緊急安全対策等実施後】蓄電池が使用できなくなっても，電源車を整備したことにより電源確保が可能となるとともに，電源を必要としない消防車などの注水手段を確保したことから，これらに必要な燃料（軽油）が枯渇するまでの約 70 日間，燃料の冷却が可能となり，安全裕度が向上した。

「最終的な熱の逃がし場の喪失」に対する評価

事象収束のための手段（シナリオ）ｸﾘﾌｴｯｼﾞ
燃料供給【約 70 日間】
軽油ﾀﾝｸ

放水槽

（設計津波高さを超えて，どの程度の高さの津波まで燃料の損傷に至らないかを評価）

炉心

消防車

ｸﾘﾌｴｯｼﾞ【 】内は裕度と対象設備を示す。
【緊急安全対策等実施前】
非常用ディーゼル発電機の冷却に用いる原子炉補機冷却系の配管が損傷しない基準地震動の 1.37 倍の地震動まで既存設備の注水により燃料の冷却が可能。
【緊急安全対策等実施後】
非常用ディーゼル発電機の機能が喪失しても，電源車を整備したことにより原子炉隔離時冷却系および消防車による注水が可能となったことから，格納容器ベント配管が損傷しない基準地震動の 1.93 倍の地震動まで燃料の冷却が可能となり，さらに安全裕度が向上した。

冷却（高圧注水）

高圧電源車

電源供給

ろ過水タンク

注水のための減圧操作に必要な電源の確保※１：耐震裕度向上工事により，裕度向上「津波」に対する評価

復水移送ﾎﾟﾝﾌﾟ[既設]冷却

緊急安全対策等により新たに加わった手段（シナリオ）
原子炉隔離時冷却系【2.01 倍（配管)】

蓄電池

原子炉隔離時冷却系ﾎﾟﾝﾌﾟ[既設]原子炉減圧操作【1.72 倍(弁)】非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ
発電機起動【1.37 倍 (原子炉補機冷却系配管)】

電源供給【約８時間】

電源車等からの電源供給※２【15.3m【15.3m(ﾎﾟﾝﾌﾟ等)】 (非常用電源盤)】
ｸﾘﾌｴｯｼﾞ

ｸﾘﾌｴｯｼﾞ

原子炉
減圧操作【20m以上(弁)】消防車による注水【17m(弁)】原子炉格納容器
ベント【17m(弁)

※２】

大坪川
ダム

消防車
軽油ﾀﾝｸ

冷却

※２：浸水対策工事により，許容津波高さが向上【 】内は許容津波高さと対象設備を示す。
【緊急安全対策等実施前】
非常用電源盤の機能が維持される 11.3m の高さの津波まで既存設備の注水により燃料の冷却が可能。
【緊急安全対策等実施後】
電源車を整備したことにより原子炉隔離時冷却系および消防車による注水（燃料冷却）が可能となったことから，原子炉隔離時冷却系等の機能が維持される 15.3m の高さの津波が到来するまで，燃料の冷却が可能となり，さらに安全裕度が向上した。

(注)各評価結果は「原子炉にある燃料」に対する評価結果の一例を示す。

ﾎｰｽ

ｸﾘﾌｴｯｼﾞ
燃料供給【約 480 日間】

緊急安全対策等により新たに加わっ
海水た手段【緊急安全対策等実施前】
外部電源からの電源供給を受けた電動消火ポンプによる大坪川ダム水の注水により長期にわたり燃料の冷却が可能。万一電動消火ポンプが使用できなくなっても，ディーゼル消火ポンプによる注水をした場合には燃料（軽油）が枯渇するまでの約 480 日間，燃料の冷却が可能。
【緊急安全対策等実施後】
仮に既設設備による注水手段が使用できない場合であっても，消防車による注水が可能となり，燃料の冷却を行う手段が多重化され一層信頼性が向上した。
放水槽

ﾎｰｽ

［参考］安全性に関する総合評価（ストレステスト）一次評価結果について（志賀原子力発電所１号機と２号機との比較）

評価項目

地津

震波

全交流電源喪失

最終的な熱の逃がし場の喪失

※

評価内容

想定（基準地震動Ｓｓ（600gal））を超えて，どの程度の地震による揺れまで燃料の損傷に至らないか（どの程度の裕度があるか）を評
価
想定（設計津波高さ（約５ｍ））を超えて，どの程度の高さの津波による浸水まで燃料の損傷に至らないか（どの程度の裕度があるか）を評
価

発電所が完全に停電（全交流電源喪失）した場合に，外部からの支援なしでどの程度の時間まで燃料の損傷に至らないかを評価
燃料の崩壊熱を除去するための海水を取水できない場合（最終的な熱の逃がし場の喪失）に，外部からの支援なしでどの程度の時間まで燃料の損傷に至らないかを評
価

評価対象
場所

クリフエッジ（緊急安全対策等実施後）
１号機

２号機

原子炉

１.９３倍
(1158gal)[格納容器ﾍﾞﾝﾄ配管]

１.９３倍(1158gal)[格納容器ﾍﾞﾝﾄ弁]

燃料プール

２.００倍
(1200gal)[燃料ﾌﾟｰﾙ]

２.００倍(1200gal)[燃料ﾌﾟｰﾙ]原子炉

１５．３ｍ[原子炉隔離時冷却系等]

１５．３ｍ[原子炉隔離時冷却系]

燃料プール

２０ｍ以上※

２０ｍ以上※

原子炉

約７０日[軽油枯渇]

約７０日[軽油枯渇]

燃料プール

約７０日[軽油枯渇]

約７０日[軽油枯渇]

原子炉

約４８０日[軽油枯渇]

約４８０日[軽油枯渇]

燃料プール

約４８０日
[軽油枯渇]

約４８０日[軽油枯渇]

20ｍの津波高さまで評価した結果，燃料損傷には至らないことを確認した。