INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

福島第一原子力発電所事故の推定解析
Suppositional analysis for the nuclear accidents at the
Fukushima Daiichi Nuclear Power Station
吉田至孝 (Yoshitaka Yoshida)＊ 1

要約 平成 23 年 3 月 11 日に東北地方太平洋沖地震が発生し，わが国に甚大な被害をもたらした．
福島第一原子力発電所は巨大地震による津波で被害を受け，大量の放射性物質が環境に放出される事態となった．本研究は，当時の数日間において，国等から公表された限られた情報に基づき，当所 が保 有 し て いる 事 象 進 展 予 測 シ ス テ ム（IPPS）と公 衆防 護 措置 範 囲 迅速 予測 シ ス テ ム（R-Cubic）を用いて大気中への放射性物質放出量を推定し，国や東京電力が公表した放射性物質
放出量と比較した．その結果，(1) 国が実施した 4 回にわたる段階的公衆防護措置は，R-Cubicによる放射性物質放出量の段階的評価結果と定性的に一致したこと，(2) IPPS による予測は，原
子炉圧力や原子炉水位などのプラントパラメータは観測値と良く一致したが，原子炉への注水を
原子炉水位の観測値に合わせて解析すると，放射性物質放出量を過少評価すること，(3) R-Cubicによる予測は，原子力安全委員会および原子力安全・保安院が公表した放射性物質放出量と概ね一致したこと，(4) 東京電力が平成 24 年 5 月に発表した大気中に放出された放射性物質の放出量のうち，希ガス 0.5MeV 等価値は過少評価と考えられることを示した．
キーワード

原子力防災，公衆防護措置，過酷事故解析，ソースターム

Abstract
The Great East Japan Earthquake which occurred on March 11, 2011 set off aseries of events that have led to a serious nuclear disaster. The Fukushima Daiichi Nuclear Power
Station suffered damage due to the huge tsunami waves triggered by the earthquake, which leadto release of large amounts of radioactive materials into the environment. Using the limited
information presented by the government and others within several days after the accident, thisstudy examined the amount of radioactive materials released into the atmosphere predicted using
the incident progress prediction system (IPPS) and the radioactive release, radiation dose andradiological protection area prediction system (R-Cubic) each developed by INSS, and comparedthose findings with the amount of radioactive materials evaluated by the government and theTokyo Electric Power Company. The following points were seen (1) The step-by-step public
protection measures taken by the government were consistent with the amount of released
radioactive materials by R-Cubic. (2) The IPPS underestimated the amount of released
radioactive materials when the irradiation levels in the nuclear reactors were analyzed according
to the observed nuclear reactor water levels, although these were well in agreement with theobserved parameters. (3) The amounts of released radioactive materials predicted by R-Cubic
agreed well with those of the Nuclear Safety Commission and the Nuclear and Industrial Safety
Agency. (4) The 0.5MeV equivalent value of noble gases in the amount of radioactive materials
released into the atmosphere shown by TEPCO on May 2012 was considered to be anunderestimate.
Keywords

nuclear emergency preparedness, emergency protective action, severe accident analysis,source term＊1(株)原子力安全システム研究所

技術システム研究所

249

250

INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

1. 緒言

停止するとともに，外部電源が喪失したことにより非常用ディーゼル発電機が自動起動して原子炉は安定的

平成 23 年 3 月 11 日に東北地方太平洋沖地震が発生に冷却されていた．4〜6 号機の原子炉は停止またはし，わが国に甚大な被害をもたらした．地震発生直後

原子炉から燃料が取り出されていた．その後，津波がに お い て，運 転 中 で あ っ た 福 島 第 一 原 子 力 発 電 所

来襲し，その第二波によって福島第一原子力発電所の1〜3 号機は原子炉が自動停止するとともに，非常用主要安全設備が水没・被水したとされている．原子力

電源系統が正常に起動して原子炉の冷却が維持されて発電所は電気を用いて原子炉の監視・制御を行っておいた．巨大地震とそれに連動した地震により発生した

り，電源および配電設備が水没・被水したことによ

津波は，福島第一原子力発電所付近で重合し，巨大津り，安全設備が制御不能になるとともに，原子炉の状波となって発電所に襲いかかったと聞く．福島第一原

況を把握することができない事態に至った．3 号機は子力発電所では，過去の地震学的知見から 5.7m の津

蓄電池の一部が被水を免れたため，原子炉の監視と一波に耐えられるよう設計されていたが，これを大きく部の安全設備の制御が可能であった．しかしながら，超える巨大津波により，原子力発電所の電源供給系統

原子炉から発生する崩壊熱を除去する最終ヒートシンである非常用発電機，蓄電池，配電盤，配線など最重クと呼ばれる海水系統が津波により全て失われたた

要施設が被水して使用できなくなった(1)〜(8)．このため，1〜6 号機は原子燃料の崩壊熱を除去できなくなめ，原子炉で発生する崩壊熱を除去するための監視・った．幸い 6 号機は空冷式の非常用ディーゼル発電機制御機能を失い，原子炉や格納容器の状態がよくわかが正常に機能していたので，5 号機に電源を融通しならない状況の中で，大量の放射性物質が環境に放出さがら，仮設の海水系を設置して原子炉と使用済燃料貯れる事態となった．

蔵施設の冷却を維持することができた．一方，全ての本研究は，平成 23 年 3 月 11 日からの数日間におい電源を失った 1 号機は非常用復水器が当初動作したもて，国等から公表された非常に限られた情報に基づのの，津波の直後に直流電源系統が喪失して隔離さき，当時の公衆防護措置の意思決定に必要となる放射れ，使用不能となった．2 号機と 3 号機は，運転継続性物質の放出量を予測するため，当所で開発し保有しに電源を必要としない原子炉隔離時冷却ポンプが起動ている事象進展予測システム（IPPS*）(9)(10)と公衆防されており原子炉への注水がしばらく維持されたが，護措置範囲迅速予測システム（R-Cubic**）(11)〜(17)を水源となる格納容器ウェットウェルの圧力抑制プール

用いて，当時の事故状況下において放射性物質の放出

水の温度が上昇して運転が困難となり，原子炉への注量を推定し，その後原子力安全委員会(18)〜(20)および水が停止した．3 号機は蓄電池が機能していたことか

原子力安全・保安院(1)(22)(23)，日本原子力研究開発機ら，原子炉隔離時冷却ポンプが停止した後，原子炉水構(21)，東京電力(24)が発表した値と比較したものであ位低により高圧注水ポンプが自動起動し，しばらく原る．なお，推定解析は平成 23 年 3 月下旬から 4 月に

子炉へ注水が継続されていたが，水源の温度上昇によかけて実施しており，平成 23 年 5 月下旬以降，東京

り運転継続が困難となった模様である．これらによ電力から当時の発表データの間違いが訂正されている

り，1〜3 号機は炉心冷却機能を喪失し，炉心溶融に(25) が，その情報は事故当初に入手不可能であったこ至った．その後，消防車による原子炉への代替注水がとから考慮していない．本内容は，事故当時の情報収実施された．使用済燃料貯蔵施設は 3 号機と 4 号機の集不足の点は否めず，設定した解析条件にもいろいろ

水が沸騰したと判断され放水が行われた．1〜3 号機

な批判はあるものと考えられるので，ご意見，ご批判の原子炉事故に着目し，事故発生から 5 日間程度におを頂戴しより良いものにしたいと考える．

ける時系列を表 1 に示す．以下に，1 号機から順に事
故当時の国や事業者等の発表に基づき事故の経過を整

2. 事故の経過
東京電力福島第一原子力発電所は 1〜3 号機が運転

理した．

2.1

1 号機

中，4〜6 号機は定期検査中であった．14 時 46 分に発生した東北地方太平洋沖地震により 1〜3 号機は自動

福島第一原子力発電所 1 号機は，平成 23 年 3 月 11＊：Incident Progress Prediction System＊＊：Radioactive release, Radiation dose and Radio- logical protection area Prediction System (R3)

INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19251

表 1 福島第一原子力発電所事故の時系列
日時
14:46
15:41
15:42
三
16:36
月
19:00
十
19:03
一
20:50
日
21:00

三
月
十
二
日

三
月
十
三
日

三
月
十
四
日

三
月
十
五
日

21:23
1:20
4:00
5:44
6:50
10:17
11:00
15:29
15:36
18:00
18:25
20:00
20:05
20:20
22:15
23:00
2:00
5:10
8:41
8:56
11:00
11:55
12:00
13:12
14:15
1:10
3:20
3:50
4:15
5:20
7:44
9:27
11:01
11:30
13:25
16:34
18:22
21:37
22:50
0:02
2:30
6:10
6:14
6:50
8:11
8:25
10:22
10:30
10:59
11:00
16:17
23:00

3 号機
2 号機
地震発生により原子炉自動停止
津波により非常用ディーゼル発電機停止
全交流電源喪失（原災法 10 条）
非常用炉心冷却装置流量確認不能（原災法 15 条）
原子炉隔離時冷却系作動中非常用復水器作動中
原子力緊急事態宣言
半径 2km 避難指示（福島県）
原子炉隔離時冷却系状態不明
原子炉水位確認不能
半径 3km 避難，10km 屋内退避指示
格納容器圧力異常上昇（15 条）
非常用復水器停止
原子炉隔離時冷却系作動中
半径 10km 避難指示
格納容器ベント指示［総理指示］
格納容器ベント開始
消火水注水中
敷地境界放射線量 15 条超過
水素爆発（4 人負傷）
海水注入指示[総理指示]
半径 20km 避難指示
原子炉隔離時冷却系停止
高圧注水系作動中
海水注入指示[総理指示]
海水注入開始海水注入中断原子炉隔離時冷却系作動中
海水注入実施中
原子炉への注水不能(原災法 15 条)
格納容器ベント開始
敷地境界放射線量 15 条超過
格納容器ベント開始
消火水注入開始
逃し安全弁開放
海水注入開始敷地境界放射線量 15 条超過
海水注入中断海水注入中断海水注入再開敷地境界放射線量 15 条超過
敷地境界放射線量 15 条超過
格納容器ベント開始
格納容器圧力異常上昇
敷地境界放射線量 15 条超過
原子炉建屋パネル損傷開放
水素爆発（11 人負傷）
海水注入実施中
海水注入中断原子炉への注水不能（15 条）
海水注入開始
燃料全露出
敷地境界放射線量 15 条超過
格納容器圧力異常上昇
格納容器ベント開始
海水注入実施中
圧力抑制室異音発生
白煙発生
敷地境界放射線量 15 条超過
敷地境界放射線量 15 条超過
白煙発生
周辺で 400mSv/h を観測
早期注水＆ドライベント指示［総理指示］
オフサイトセンター避難命令，福井県庁へ退避
半径 20km〜30km 屋内退避指示
敷地境界放射線量 15 条超過
敷地境界放射線量 15 条超過
1 号機

252

INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

日 14 時 46 分に原子炉が自動停止し，15 時 41 分に津波による被害で全ての非常用ディーゼル発電機が停止

波による被害で全ての非常用ディーゼル発電機が停止した．東京電力は，15 時 42 分に原子力災害対策特別した．東京電力は，15 時 42 分に原子力災害対策特別措置法（原災法）第 10 条に基づく通報連絡を行って措置法（原災法）第 10 条に基づく通報連絡を行っている．さらに，16 時 36 分には，蓄電池の被水によるいる．さらに，16 時 36 分には，蓄電池の被水によると思われる監視計器指示値の喪失により ECCS の流と思われる監視計器指示値の喪失により非常用炉心冷量が確認できないとして，原災法 15 条該当事象の発却装置（ECCS）の流量が確認できないとして，原災生を通報している．19 時に行われた東京電力の記者

法 15 条該当事象の発生を通報している．19 時に行わ会見では原子炉隔離時冷却系（RCIC）が作動していれた東京電力の記者会見では非常用復水器（IC）がることが発表された．政府は，原災法 15 条該当事象

作動していることが発表された．政府は，原災法 15の発生を受けて，19 時 3 分に原子力非常事態宣言を条該当事象の発生を受けて，19 時 3 分に原子力非常発出した．福島県は，20 時 50 分に半径 2km 以内の事態宣言を発出した．福島県は，20 時 50 分に半径住民に対して避難指示を出し，その後政府が 21 時 23

2km 以内の住民に対して避難指示を出し，その後政分になって半径 3km 以内の住民に対して避難指示を府が 21 時 23 分になって半径 3km 以内の住民に対し出した．東京電力は，21 時の記者会見で RCIC の状て避難指示を出した．東京電力は，21 時と 12 日 0 時

態と原子炉の水位が確認できないとし，12 日 0 時のの記者会見で IC は作動中とし，12 日 0 時の時点で原時点で RCIC の状態は依然不明であるが，原子炉水位

子炉水位が低下していることを認めた．12 日 1 時 20は安定していると発表した．東京電力は 12 日 4 時に

分には格納容器の圧力が上昇したため，原災法 15 条

RCIC が作動中であると発表した．政府は，12 日 5 時

該当事象の発生を通報した．政府は，12 日 5 時 44 分

44 分に半径 10km 以内の住民に避難指示を出した．

に半径 10km 以内の住民に避難指示を出した．東京電

東京電力は，12 日 6 時以降の記者会見で RCIC は作

力は，12 日 4 時と 6 時の記者会見で IC は停止してい動しており，原子炉水位は低い状態で安定しているとるが，原子炉水位は安定していると発表している．12

した．12 日 6 時 50 分に政府は東京電力に対して 2 号

日 6 時 50 分に政府は東京電力に対して 1 号機の格納

機の格納容器ベントを指示し，東京電力は 13 日 11 時

容器ベントを指示し，東京電力は 12 日 10 時 17 分にに格納容器ベント開始を発表している．14 日 11 時 1

格納容器ベントを開始したことを発表している．東京

分に 3 号機の爆発によって原子炉建屋ブローアウトパ

電力は，12 日 11 時，13 時，15 時の記者会見で原子ネルの損傷・開放が確認された．東京電力は 14 日 11

炉へ注水し原子炉容器水位は安定していると発表して

時 30 分に原子炉水位の低下と原子炉圧力の上昇が認いるが，15 時の会見では格納容器圧力の上昇も認め，められることを発表し，14 日 13 時 25 分には原子炉

12 日 15 時 29 分に敷地境界における放射線量が上昇への注水が停止したと発表した．14 日 16 時 34 分にしたため，原災法 15 条該当事象の発生を通報してい海水注入が開始されているが，14 日 22 時 50 分にはる．その直後の 12 日 15 時 36 分に原子炉建屋上部に格納容器圧力の異常上昇が確認され，15 日 0 時 2 分

おいて水素の爆燃と考えられる爆発が発生し，4 名がに格納容器ベントが実施されている．原子力安全・保負傷した．政府はこれを受けて，12 日 18 時 25 分に安院は，15 日 6 時 10 分に圧力制御室で異音が発生

半径 20km 以内の住民に避難指示を出した．さらに，し，ウェットウェル圧力が低下したと発表した．15

政府は 12 日 18 時と 20 時 5 分の 2 回にわたり，東京

日 8 時 25 分には原子炉建屋から白煙が確認され，15電力に海水注入を指示している．東京電力は，12 日

日 10 時 30 分に政府は原子炉への早期注水とドライウ

20 時 20 分に海水注入を開始し，12 日 22 時 15 分から

ェルからの格納容器ベントを指示し，15 日 11 時には

13 日 2 時頃までと 14 日 1 時 10 分から 11 時 30 分頃

半径 20〜30km 圏の住民に対して屋内退避を指示してまで中断があったものの，ホウ酸を含む海水注入を継いる．

続している．

2.2

2 号機

2.3

3 号機

福島第一原子力発電所 3 号機は，平成 23 年 3 月 11
福島第一原子力発電所 2 号機は，平成 23 年 3 月 11

日 14 時 46 分に原子炉が自動停止し，15 時 41 分に津

日 14 時 46 分に原子炉が自動停止し，15 時 41 分に津波による被害で全ての非常用ディーゼル発電機が停止

INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

253

した．東京電力は，15 時 42 分に原子力災害対策特別て，炉心蓄積放射能量から簡易的に放射性物質の放出措置法（原災法）第 10 条に基づく通報連絡を行って量を推定する試みを実施してきたが，IPPS を用いた

いる．19 時に行われた東京電力の記者会見では RCIC

予測技術の性能や課題を把握するため，福島第一原子が作動していることが発表され，以後 12 日 20 時に高力発電所 1〜3 号機事故の推定解析を実施することと圧注水系（HPCI）に切り替わったことが発表されるした．しかし，福島第一原子力発電所 1〜3 号機のプまで作動中とされている．東京電力は 13 日 5 時 10 分

ラントモデルが無く，原子炉設置許可申請書等を用いに HPCI が作動不能と判断して原災法 15 条該当事象てプラントモデルを整備してから解析に着手したたの発生を通報している．東京電力は，13 日 5 時 30 分

め，推定解析は平成 23 年 4 月下旬までかかった．以には HPCI が停止し，格納容器ベントを実施したこと下に示す推定解析は，当時の限られた情報からの推定を発表した．原子力安全・保安院は 13 日 8 時 41 分にや 5 月下旬以降に東京電力から何度か誤りが訂正され格納容器ベントを開始したことを発表した．東京電力

た情報を当時の間違ったままの状態で用いているたは 13 日 9 時に格納容器スプレイを停止したと発表，

め，その後に公表された政府や東京電力のシビアアク

13 日 11 時 55 分から消火水系統から真水の注水を開シデント解析 (1)(8) とは条件が異なっている．ここで始している．13 日 12 時の東京電力の発表では，格納は，当時の混乱した状況下において，福島第一原子力容器ベントは実施済であり，原子炉容器逃し安全弁が発電所のプラントモデルを保有していた場合，事故発開放され，原子炉にホウ酸水が注水されている．原子

生直後に IPPS でどこまで推定できたかに着目して説

力安全・保安院は，13 日 13 時 12 分から原子炉に海明する．情報ソースは，プレス発表および断片的に観水を注水したと発表した．14 日 1 時 10 分に海水注入測された原子炉水位，原子炉圧力，ドライウェル圧は中断され 14 日 3 時 20 分に再開されている．原子力

力，圧力抑制室圧力を用いた．また，消火水および海安全・保安院は，14 日 5 時 20 分に格納容器ベントを

水注水は A-2 ポンプ性能を持つ消防車を想定し，注開始したが，7 時 44 分に格納容器圧力が異常上昇し水流量は 3 月 17 日に発表された約 180ℓ/分程度で原たことを発表した．その後，14 日 11 時 1 分に原子炉

子炉水位を基準に制御した．

建屋で水素の爆轟と考えられる爆発が発生し，作業員11 人が負傷して，14 日 11 時 30 分には海水注入が中

3.1

1 号機

断されていることが発表された．東京電力は 15 日 2時 30 分に海水注入が再開されていることを発表した．

福島第一原子力発電所 1 号機は原子炉熱出力
1,380MW の BWR3 型原子炉システムと Mark I 型格3.

IPPS による原子炉事故の推定解析

納容器を組み合わせたもので，ECCS 及び注水系はタービン駆動式の HPCI と電動式の炉心スプレイ系，原原子力安全システム研究所では，原子力防災対応の

子炉停止時冷却系，および自然循環式の IC で構成さ支援を行うため，IPPS を整備し関西電力の全プラン

れ，格納容器は圧力抑制プールが付いたフラスコ型にトに適用している．事象進展予測技術は平成 13 年になっている．炉心の燃料は，平成 22 年 7 月 21 日 10

開発・整備し，毎年の原子力防災訓練時に適用して技時に原子炉が起動され，平成 22 年 8 月 22 日 0 時に一術 の 改 良・高 度 化 研 究 を 行 っ て き た．IPPS は，旦停止した後，平成 22 年 9 月 24 日 10 時に再起動さ

ORIGEN2.2(26)を用いた炉心蓄積放射能量データベー

れて平成 23 年 3 月 11 日 14 時 46 分まで合計 201 日間スが組み込まれたシビアアクシデント時従業員被ばく運転されていた．1 号機のプラントパラメータの観測

線量評価システム（SADOSE）(27)〜(30)とシビアアク

値を図 1 に示す．表 1 と図 1 に基づき作成した 1 号機

シデント解析コード MAAP4 (31)〜(34) および大気拡散の解析条件を表 2 に示す．IC は 11 日 19 時頃に作動

計算コード AREDES(35)を組み合わせたもので，シビ中と発表され，12 日 4 時頃に停止と発表された．当アアクシデント挙動から環境への放射性物質放出量の時発表されたプラントパラメータから IC を正常に作推定，さらには公衆防護の指標となっている予測線量

動させると原子炉の圧力，水位挙動が全く異なり，原まで一貫して解析するシステムである．東京電力福島

子炉容器破損時期が大幅に遅れるため，IC の性能を第一原子力発電所事故を受け，事故初期の段階で国や定格の 100 分の 1 と仮定した．解析結果の主要事象の東京電力から発表された情報が散在している状況であ発生時刻を表 3 に示す．1 号機は，IC による炉心冷り，これらを収集・整理することから始めた．平行し却が不十分であるため，事故発生後 3.7 時間で炉心が254

INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

表2

1 号機の解析条件

14:46

原子炉自動停止

主要事象

発生時刻

15:41

非常用ディーゼル発電機停止

地震発生

0 時間

19:00 頃
1:20

非常用復水器作動中
格納容器圧力異常上昇

原子炉自動停止
全交流電源喪失

0 時間
0.9 時間4:00 頃

非常用復水器停止

炉心露出

3.7 時間

10:17

格納容器ベント開始

燃料被覆管破損

5.0 時間3 月 11 日

3 月 12 日

表 3 1 号機の主要事象の発生時刻

11:00 頃 （消火水注水開始）

炉心損傷

5.6 時間15:00 頃 （消火水注水停止）
15:36
水素爆発

原子炉容器破損
格納容器最高使用圧力超過

11.0 時間
11.1 時間

3 月 13 日
3 月 14 日

20:20

海水注入開始格納容器最高使用圧力 2 倍超過

12.5 時間

22:15
2:00
1:10
11:30

海水注入中断海水注入再開海水注入中断海水注入再開格納容器ベント
格納容器過温状態
海水注入開始海水注入停止海水注入再開19.5 時間
19.5 時間
29.6 時間58.4 時間
68.7 時間

㪐
㪏
㪎
㪍
㪌
㪋
㪊
㪉
㪈
㪇

㪈㪌㪇㪇

㪇
㪄㪌㪇㪇

㪄㪈㪇㪇㪇

㪉㪇

㪋㪇
㪍㪇
㪏㪇
⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪈㪇㪇

㪍
㪌
㪊
㪉

㪄㪉㪇㪇㪇

㪈

㪈㪉㪇

㪘♽ ේሶἹ࿶ജ䋨㪤㪧㪸䋩㪙♽ ේሶἹ࿶ജ䋨㪤㪧㪸䋩㪛㪆㪮࿶ജ䋨㪇㪅㪈㪤㪧㪸㩷㪸㪹㫊䋩㪪㪆㪚࿶ജ䋨㪇㪅㪈㪤㪧㪸㩷㪸㪹㫊䋩㪚㪘㪤㪪㩷㪛㪆㪮㩿㪘㪀㩷䋨㪈㪇㪇㪪㫍㪆㪿䋩㪚㪘㪤㪪㩷㪛㪆㪮㩿㪙㪀㩷䋨㪈㪇㪇㪪㫍㪆㪿䋩㪚㪘㪤㪪㩷㪪㪆㪚㩿㪘㪀㩷䋨㪈㪇㪇㪪㫍㪆㪿䋩㪚㪘㪤㪪㩷㪪㪆㪚㩿㪙㪀㩷䋨㪈㪇㪇㪪㫍㪆㪿䋩ේሶἹ᳓૏䋨Άᢱၞ㪀㩿㪘䋩䋨㫄㫄䋩ේሶἹ᳓૏䋨Άᢱၞ㪀㩿㪙䋩䋨㫄㫄䋩
図 1 1 号機プラントパラメータの観測値（D/W : ドライウェル，S/C : サプレッションチェンバ，
CAMS : 格納容器線量率）

露出し，5.6 時間後には炉心が損傷した．炉心溶融物
は原子炉容器下部に蓄積し，11 時間後に原子炉容器

ේሶἹ
ኈེ⎕៊

㪋

㪄㪈㪌㪇㪇

ᶏ᳓ᵈ౉㐿ᆎ

㪇
㪇

図2

㪉㪇

㪋㪇

㪍㪇
㪏㪇
⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪈㪇㪇㪈㪉㪇

1 号機原子炉圧力の解析結果と観測値の比較㪏㪇㪇㪇ේሶἹ᳓૏⸃ᨆ⚿ᨐේሶἹ᳓૏㪘♽᷹ⷰ୯ේሶἹ᳓૏㪙♽᷹ⷰ୯

㪍㪇㪇㪇
㪋㪇㪇㪇
᳓૏㪲㫄㫄㪴

㪇ේሶἹ࿶ജ⸃ᨆ⚿ᨐේሶἹ࿶ജ㪘♽᷹ⷰ୯ේሶἹ࿶ജ㪙♽᷹ⷰ୯㪎࿶ജ㪲㪤㪧㪸㪴

㪌㪇㪇ో੤ᵹ㔚Ḯ༚ᄬ

㪏

㪈㪇㪇㪇
ේሶἹ᳓૏

࿶ജ䇮᡼኿✢㊂₸（カッコ内は時系列から推定）ో੤ᵹ㔚Ḯ༚ᄬ
㪉㪇㪇㪇
Ἱᔃ㔺಴
Ἱᔃ៊்

㪇
㪄㪉㪇㪇㪇

ේሶἹኈེ⎕៊㪄㪋㪇㪇㪇㪇

が破損して直後に格納容器圧力が最高使用圧力を超過

㪉㪇

㪋㪇

㪍㪇
㪏㪇
⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪈㪇㪇㪈㪉㪇した．その際，原子炉容器内は高圧であったため，高圧溶融物噴出（HPME）が発生した可能性があり，格納容器直接加熱（DCH）や格納容器側壁へ噴出し

図3

1 号機原子炉水位の解析結果と観測値の比較

INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

㪈㪅㪜㪂㪈㪏
㪈㪅㪜㪂㪈㪎

ᶖἫ᳓ᵈ౉㐿ᆎᵈ౉஗ᱛᶏ᳓ᵈ౉㐿ᆎ
ᵈ౉஗ᱛ
ౣ㐿

ౣ㐿
㪩㪭⎕៊

㪇

㪉㪇

㪋㪇

Ἱᔃ៊்

᡼಴᡼኿⢻㊂㪲㪙㫈㪴࿶ജ㪲㪤㪧㪸㪴

㪚㪭㩷䊔䊮䊃㐿ᆎ

㪇㪅㪐
㪇㪅㪏
㪇㪅㪎
㪇㪅㪍
㪇㪅㪌
㪇㪅㪋
㪇㪅㪊
㪇㪅㪉
㪇㪅㪈
㪇

255

㪈㪅㪜㪂㪈㪌
㪈㪅㪜㪂㪈㪋
㪈㪅㪜㪂㪈㪊
㪈㪅㪜㪂㪈㪉

Ꮧ䉧䉴㪇㪅㪌㪤㪼㪭╬ଔ䊣䉡⚛㪈㪊㪈╬ଔ㪈㪅㪜㪂㪈㪈ᵈ౉஗ᱛ㪍㪇㪏㪇⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪈㪅㪜㪂㪈㪍

㪈㪅㪜㪂㪈㪇

㪈㪇㪇

㪇

㪈㪉㪇

㪛㪆㪮࿶ജ⸃ᨆ⚿ᨐ㪪㪆㪚࿶ജ⸃ᨆ⚿ᨐ㪛㪆㪮࿶ജ䋨㪤㪧㪸㩷㪸㪹㫊䋩㪪㪆㪚࿶ജ䋨㪤㪧㪸㩷㪸㪹㫊䋩
図 4 1 号機格納容器圧力の解析結果と観測値の比較（RV:原子炉容器，CV:格納容器）

図5

㪉㪇

㪋㪇
㪍㪇
㪏㪇
⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴㪈㪇㪇

㪈㪉㪇

1 号機放射性物質放出量（積算値）の推定結果

ภᯏ

3.2

2 号機

福島第一原子力発電所 2 号機は原子炉熱出力
2,381MW の BWR4 型原子炉システムと Mark I 型格
納容器を組み合わせたもので，ECCS 及び注水系はタた溶融物が直接接触した可能性も考えられる．格納容ービン駆動式の HPCI，RCIC と電動式の炉心スプレ

器圧力はその後も急上昇し，12.5 時間後には最高使

イ系，残留熱除去系（低圧注水系）で構成され，格納用圧力の 2 倍を超過した．19.5 時間後に格納容器ベ

容器は圧力抑制プールが付いたフラスコ型になっていントが開始されると同時に格納容器温度が耐力値（過る．炉心の燃料は，平成 22 年 11 月 13 日 11 時に原子温損傷の目安として約 300℃）を超過した．格納容器炉が起動され，平成 23 年 3 月 11 日 14 時 46 分まで

温度の異常な上昇により，フランジ部などの接合箇所

118 日間運転されていた．2 号機のプラントパラメーから放射性物質の異常な漏えいが生じた可能性が考え

タの観測値を図 6 に示す．表 1 と図 6 に基づき作成しられる．原子炉圧力，原子炉水位，格納容器圧力の解た解析条件を表 4 に示す．RCIC は，初期は圧力抑制

析結果と観測値の比較を図 2〜4 に示す．原子炉圧力プールを水源とし，水温の上昇により 12.9 時間後には原子炉容器破損により急激に低下して海水注入可能

外部タンク側へ水源を切替したと仮定した．RCIC はな圧力まで低下した．原子炉容器水位は，消防車によ

水位設定値に基づき起動・停止を繰り返す仕組みとなる注水が実施され有効燃料長の半分程度の高さで観測っているが，電源喪失によって無制御状態のまま連続されているが，解析では原子炉容器の破損に伴い，水運転されていることから，本解析では崩壊熱に見合う位が形成されることはなかった．格納容器圧力は原子注水を継続しているものと仮定した．2 号機は格納容

炉容器破損後急激に上昇し，格納容器ベント操作後に器ベント操作の実施が 2 回発表されているが，1 回目低下した．格納容器ベント後の格納容器圧力は観測値

は圧力上昇が緩やかになる程度であり，ベント口径のより低めに推移する結果となった．環境への放射性物30% 程度の開度と仮定した．2 回目はベント操作事態

質の放出は，格納容器ベントにより開始されたものとは失敗した模様であるが，圧力制御室の異音とともにして推定した．結果を図 5 に示す．1 号機から当初 5

格納容器圧力が急激に低下していることから，格納容

日間の間に環境に放出される可能性のある放射性物質器が破損してベント口径の 2 倍の面積の開口部ができの 量 は，希 ガ ス 0.5MeV 等 価 換 算 値 で 5.91 ×

たと仮定した．RCIC 停止により消防車による海水注

1017Bq，ヨウ素 131 等価換算値で 7.75 × 1013Bq，ヨ入が実施されており，原子炉容器水位は観測値に従っ

ウ素 131 で 6.88 × 1013Bq，セシウム 137 で 2.95 ×て維持されているものとして解析した．解析結果の主

1012Bq と推定した．

要事象の発生時刻を表 5 に示す．RCIC により炉心のINSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

㪐
㪏
㪎
㪍
㪌
㪋
㪊
㪉
㪈
㪇
㪄㪈

㪌㪇㪇㪇
㪋㪇㪇㪇
㪊㪇㪇㪇
㪉㪇㪇㪇
㪈㪇㪇㪇
㪇
㪄㪈㪇㪇㪇
㪄㪉㪇㪇㪇
㪄㪊㪇㪇㪇
㪄㪋㪇㪇㪇
㪇

表 5 2 号機の主要事象の発生時刻
主要事象

発生時刻

地震発生

0 時間

原子炉自動停止
原子炉隔離時冷却系起動

0 時間
0 時間

全交流電源喪失

0.9 時間原子炉隔離時冷却系水源切替

12.9 時間

格納容器最高使用圧力超過

40.5 時間

格納容器ベント（30％開度）
原子炉隔離時冷却系停止

44.1 時間70.4 時間㪊㪇 㪍㪇 㪐㪇 㪈㪉㪇 㪈㪌㪇 㪈㪏㪇 㪉㪈㪇 㪉㪋㪇

海水注入開始73.5 時間⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

炉心露出
逃し安全弁開放
格納容器最高使用圧力 2 倍超過
燃料被覆管破損
格納容器ベント操作（失敗）
逃し安全弁全弁開放完了
炉心損傷
圧力制御室異音発生
格納容器破損（ベント口径 2 倍）

78.8 時間80.0 時間80.1 時間81.0 時間
81.2 時間
81.2 時間
81.6 時間ේሶἹ᳓૏࿶ജ䇮᡼኿✢㊂₸

256

㪘♽ ේሶἹ࿶ജ䋨㪤㪧㪸䋩㪙♽ ේሶἹ࿶ജ䋨㪤㪧㪸䋩㪛㪆㪮࿶ജ䋨㪇㪅㪈㪤㪧㪸㩷㪸㪹㫊䋩㪪㪆㪚࿶ജ䋨㪇㪅㪈㪤㪧㪸㩷㪸㪹㫊䋩㪚㪘㪤㪪㩷㪛㪆㪮㩿㪘㪀㩷䋨㪈㪇㪇㪪㫍㪆㪿䋩㪚㪘㪤㪪㩷㪛㪆㪮㩿㪙㪀㩷䋨㪈㪇㪇㪪㫍㪆㪿䋩㪚㪘㪤㪪㩷㪪㪆㪚㩿㪘㪀㩷䋨㪈㪇㪇㪪㫍㪆㪿䋩㪚㪘㪤㪪㩷㪪㪆㪚㩿㪙㪀㩷䋨㪈㪇㪇㪪㫍㪆㪿䋩ේሶἹ᳓૏䋨Άᢱၞ㪀㩿㪘䋩䋨㫄㫄䋩ේሶἹ᳓૏䋨Άᢱၞ㪀㩿㪙䋩䋨㫄㫄䋩
図62 号機プラントパラメータ観測値87.2 時間下した．原子炉圧力，原子炉水位，格納容器圧力の解析結果と観測値の比較を図 7〜9 に示す．原子炉圧力は RCIC の運転期間中に低下が見られるが，推定解析

3 月 11 日

表4

2 号機の解析条件

では一定に維持された．SRV 開放により原子炉圧力14:46

原子炉自動停止は大きく低下した．原子炉水位は，RCIC 停止によっ

非常用ディーゼル発電機停止（原子炉隔離時冷却系作動）
格納容器ベント開始（30％開度）て急激に低下し，SRV 開放時に全炉心が露出して炉

15:41

3 月 13 日

11:00

3 月 14 日

13:25
原子炉隔離時冷却系停止
16:34
海水注入開始18:22
燃料全露出
22:50 （逃し安全弁開放）23:30 頃 （逃し安全弁全弁開放完了）
0:02

3 月 15 日

6:10

心損傷に至っている．格納容器圧力は RCIC 停止に伴い徐々に上昇し，SRV 開放時に急激に上昇した．その後格納容器破損により圧力が低下する結果となった．環境への放射性物質の放出は，最初の格納容器ベ

格納容器ベント操作（失敗）
圧力制御室異音発生（格納容器破損 ベントの 2 倍面積）ో੤ᵹ㔚Ḯ༚ᄬ

冷却は維持された状態が継続するが，40.5 時間後に格納容器圧力が最高使用圧力を超過し，その後も格納
容器圧力は徐々に上昇を続けた．70.4 時間後に原子炉隔離時冷却系が停止したため，78.8 時間後に炉心が露出，原子炉圧力を下げるため 80 時間後に逃し安全弁（SRV）を開放して原子炉減圧を開始すると，

࿶ജ㪲㪤㪧㪸㪴

（カッコ内はプラントパラメータから推定）

㪐
㪏
㪎
㪍
㪌
㪋
㪊
㪉
㪈
㪇
㪄㪈

高使用圧力の 2 倍を超過し，81.6 時間後には炉心が損傷した．87.2 時間後に圧力制御室付近での異音発
生により格納容器が破損し，格納容器圧力が急激に低㪪㪩㪭㩷㐿᡼

ේሶἹ࿶ജ
⸃ᨆ⚿ᨐ

図7

㪩㪚㪠㪚㩷஗ᱛ

ේሶἹ࿶ജ
㪘♽᷹ⷰ୯

ᶏ᳓ᵈ౉

ේሶἹ࿶ജ
㪙♽᷹ⷰ୯

Ἱᔃ៊்

㪇

原子炉内の高温蒸気によって直後に格納容器圧力が最

Ἱᔃ㔺಴

㪌㪇

㪈㪇㪇
㪈㪌㪇
⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪉㪇㪇

2 号機原子炉圧力の解析結果と観測値の比較

INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

ో੤ᵹ㔚Ḯ༚ᄬ

㪈㪅㪜㪂㪈㪏

㪩㪚㪠㪚㩷஗ᱛ

ේሶἹ᳓૏⸃
ᨆ⚿ᨐේሶἹ᳓૏㪘
♽᷹ⷰ୯ේሶἹ᳓૏㪙
♽᷹ⷰ୯ᶏ᳓ᵈ౉᳓૏㪲㫄㫄㪴

㪋㪇㪇㪇
㪉㪇㪇㪇

Ἱᔃ㔺಴

㪇

㪄㪉㪇㪇㪇

図8

㪈㪇㪇
㪈㪌㪇
⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

࿶ജ㪲㪤㪧㪸㪴

Ꮧ䉧䉴㪇㪅㪌㪤㪼㪭╬ଔ䊣䉡⚛㪈㪊㪈╬ଔ㪈㪅㪜㪂㪈㪊
㪈㪅㪜㪂㪈㪉

図 10

㪌㪇

㪈㪇㪇
㪈㪌㪇
⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪉㪇㪇

2 号機放射性物質放出量（積算値）の推定結果

ภᯏ
3 号機

福島第一原子力発電所 3 号機は原子炉熱出力
2,381MW の BWR4 型原子炉システムと Mark I 型格㪪㪩㪭㐿᡼

納容器を組み合わせたもので，ECCS 及び注水系はタ㪚㪭㩷⎕៊䋨䊔䊮䊃㪉㩷୚ญᓘ䋩

ービン駆動式の HPCI，RCIC と電動式の炉心スプレ
イ系，残留熱除去系（低圧注水系）で構成され，格納容器は圧力抑制プールが付いたフラスコ型になっている．炉心の燃料は，平成 22 年 9 月 18 日 10 時に原子炉が起動され，平成 23 年 3 月 11 日 14 時 46 分まで㪩㪚㪠㪚஗ᱛ㪇

図9㪈㪅㪜㪂㪈㪋

㪉㪇㪇

3.3㪚㪭䊔䊮䊃㐿ᆎ䋨㪊㪇㩷䋦㐿ᐲ䋩㪈㪅㪜㪂㪈㪌

㪇

2 号機原子炉水位の解析結果と観測値の比較

㪈
㪇㪅㪐
㪇㪅㪏
㪇㪅㪎
㪇㪅㪍
㪇㪅㪌
㪇㪅㪋
㪇㪅㪊
㪇㪅㪉
㪇㪅㪈
㪇
㪄㪇㪅㪈

㪈㪅㪜㪂㪈㪍

Ἱᔃ៊்

㪄㪋㪇㪇㪇
㪌㪇

㪈㪅㪜㪂㪈㪎

㪈㪅㪜㪂㪈㪈

㪪㪩㪭㩷㐿᡼

㪇᡼኿ᕈ‛⾰᡼಴㊂㪲㪙㫈㪴

㪏㪇㪇㪇
㪍㪇㪇㪇

257

㪌㪇

㪈㪇㪇
㪈㪌㪇
⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪉㪇㪇

174 日間運転されていた．3 号機のプラントパラメー
タの観測値を図 11 に示す．表 1 と図 11 に基づき作成
した解析条件を表 6 に示す．RCIC は，初期は圧力抑㪛㪆㪮࿶ജ⸃ᨆ⚿ᨐ

制プールを水源とし，水温の上昇により 12.9 時間後㪪㪆㪚࿶ജ⸃ᨆ⚿ᨐ

に外部タンク側へ水源を切替したと仮定した．HPCI㪛㪆㪮࿶ജ᷹ⷰ୯

の作動は，ポンプ駆動用蒸気の抽気量が崩壊熱量を大㪪㪆㪚࿶ജ᷹ⷰ୯

きく上回っているため，原子炉圧力が低下することは2 号機格納容器圧力の解析結果と観測値の比較自明であることから圧力低下開始時点とし，注水量も駆動蒸気の抽気量に見合う量が注水されるものと仮定した．HPCI の流量喪失は，同様の理由で原子炉圧力上昇時点と仮定した．RCIC 及び HPCI は水位設定値

ントにより開始されたものとして推定した．結果を図に基づき起動・停止を繰り返す仕組みとなっている

10 に示す．2 号機から当初 9 日間程度の間に環境に放が，本解析では崩壊熱に見合う注水を継続しているも出 さ れ る 可 能 性 の あ る 放 射 性 物 質 の 量 は，希 ガ スのと仮定した．解析結果の主要事象の発生時刻を表 7

0.5MeV 等価換算値で 2.86 × 1017Bq，ヨウ素 131 等に示す．最初は原子炉隔離時冷却系により炉心の冷却

価 換 算 値 で 6.07 × 1015Bq，ヨ ウ 素 131 で 5.87 ×は維持された状態が継続するが，21.4 時間後に HPCI

1015Bq，セシウム 137 で 4.24 × 1014Bq と推定した．

が起動し 36.7 時間後まで注水された．HPCI 停止により駆動蒸気の抽出が無くなり，原子炉圧力が上昇
し，41.7 時間後に SRV を開放することによって原子炉圧力が低下した．その直後の 41.8 時間後に格納容ภᯏINSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

表7

3 号機の主要事象の発生時刻

㪈㪋

㪋㪇㪇㪇

㪈㪉

㪊㪇㪇㪇

主要事象

発生時刻

㪈㪇

㪉㪇㪇㪇

㪏

㪈㪇㪇㪇

地震発生
原子炉自動停止

0 時間
0 時間

㪍

㪇

㪋

㪄㪈㪇㪇㪇

㪉

㪄㪉㪇㪇㪇

㪇
㪄㪉
㪇

㪉㪇

㪋㪇 㪍㪇 㪏㪇⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

ේሶἹ᳓૏࿶ജ䇮᡼኿✢㊂₸

258

原子炉隔離時冷却系起動

0 時間

全交流電源喪失

0.9 時間原子炉隔離時冷却系水源切替

12.9 時間㪄㪊㪇㪇㪇

高圧注水系起動
原子炉隔離時冷却系停止

21.4 時間
29.2 時間㪄㪋㪇㪇㪇

高圧注水系流量喪失

36.7 時間高圧注水系停止
安全逃がし弁開放
格納容器最高使用圧力超過
格納容器ベント開始
安全逃がし弁全弁開放完了
炉心露出
消防ポンプ起動消防ポンプ停止
炉心損傷
消防ポンプ起動消防ポンプ全流量注入
消防ポンプ流量調整

38.4 時間41.7 時間41.8 時間41.9 時間42.3 時間45.0 時間45.2 時間58.4 時間
59.6 時間60.6 時間
63.7 時間64.1 時間㪈㪇㪇 㪈㪉㪇㪘♽ ේሶἹ࿶ജ䋨㪤㪧㪸䋩㪙♽ ේሶἹ࿶ജ䋨㪤㪧㪸䋩㪛㪆㪮࿶ജ䋨㪇㪅㪈㪤㪧㪸㩷㪸㪹㫊䋩㪪㪆㪚࿶ജ䋨㪇㪅㪈㪤㪧㪸㩷㪸㪹㫊䋩㪚㪘㪤㪪㩷㪛㪆㪮㩿㪘㪀㩷䋨㪈㪇㪇㪪㫍㪆㪿䋩㪚㪘㪤㪪㩷㪛㪆㪮㩿㪙㪀㩷䋨㪈㪇㪇㪪㫍㪆㪿䋩㪚㪘㪤㪪㩷㪪㪆㪚㩿㪘㪀㩷䋨㪈㪇㪇㪪㫍㪆㪿䋩㪚㪘㪤㪪㩷㪪㪆㪚㩿㪙㪀㩷䋨㪈㪇㪇㪪㫍㪆㪿䋩ේሶἹ᳓૏䋨Άᢱၞ㪀㩿㪘䋩䋨㫄㫄䋩⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴
ේሶἹ᳓૏䋨Άᢱၞ㪀㩿㪙䋩䋨㫄㫄䋩
図 11 3 号機プラントパラメータ観測値

析結果と観測値の比較を図 12〜14 に示す．原子炉圧
3 号機の解析条件

14:46

3 月 11 日
3 月 12 日

3 月 13 日

3 月 14 日

原子炉自動停止
非常用ディーゼル発電機停止
15:41（原子炉隔離時冷却系作動）
12:10 頃 （高圧注水系作動）
20:00 頃 （原子炉隔離時冷却系停止）
3:30 頃 （高圧注水系流量喪失）
5:10
高圧注水系停止
8:30 頃 （安全逃し弁開放）
8:41
格納容器ベント開始
9:10 頃 （安全逃し弁全弁開放完了）
11:55
13:12
1:10
3:20
6:30 頃
8:30 頃消火水注入開始
海水注入開始海水注入中断海水注入再開（海水流量増加）（海水流量減少）（カッコ内はプラントパラメータから推定）器圧力が最高使用圧力を超過し，ラプチャディスクが作動して 41.8 時間後から格納容器ベントが開始され，格納容器圧力が低下した．原子炉への注水停止と逃し安全弁による減圧で，原子炉水位が大きく低下し，45.0 時間後に炉心が露出，59.6 時間後には炉心が損傷した．原子炉圧力，原子炉水位，格納容器圧力の解力 は，RCIC に よ っ て し ば ら く 一 定 に 維 持 さ れ，
HPCI が作動することにより大量の駆動蒸気が抽出され，圧力は大きく低下した．これは HPCI の定格駆動
蒸気量が炉心崩壊熱によって発生する蒸気量を大きく上回ったため，HPCI が定格流量で注水できない状態となっていることが示唆される．HPCI の停止により
駆 動 蒸 気 の 抽 出 が 止 ま り，原 子 炉 圧 力 が 上 昇 し，SRV 開放によって減圧される結果となった．原子炉㪟㪧㪚㪠૞േ

㪈㪉ේሶἹ࿶ജ⸃ᨆ⚿ᨐේሶἹ࿶ജ㪘♽᷹ⷰ୯ේሶἹ࿶ജ㪙♽᷹ⷰ୯㪈㪇㪏ේሶἹ࿶ജ㪲㪤㪧㪸㪴

表6

㪍

㪪㪩㪭㐿᡼

㪋
ᶖ㒐䊘䊮䊒⿠േ

㪉㪇㪟㪧㪚㪠஗ᱛ

㪄㪉
㪇

㪉㪇

Ἱᔃ㔺಴
㪋㪇

㪍㪇
㪏㪇
⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪈㪇㪇㪈㪉㪇

図 12 3 号機原子炉圧力の解析結果と観測値の比較

INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

ో੤ᵹ㔚Ḯ༚ᄬ

ේሶἹ᳓૏㪲㫄㪴

㪏

る結果となった．IPPS では炉心を半径方向に 5 ノー㪟㪧㪚㪠஗ᱛ

ド，軸方向に 30 ノードに分割しており，炉心部の状況を図 15〜17 に示す．炉心損傷は炉心中心部から始

㪍

㪪㪩㪭㐿᡼

㪋

ᶖἫ᳓ᵹ㊂⺞ᢛまり，炉心全体が溶融・崩壊して下部に溶融プールが形成され安定する結果となった．環境への放射性物質

㪉の放出は，最初の格納容器ベントにより開始されたも㪟㪧㪚㪠૞േ

㪇

259

Ἱᔃ៊்
Ἱᔃ㔺಴

㪄㪉
㪄㪋

ᶖἫ᳓ᵈ᳓

஗ᱛ

㪄㪍
㪇

㪉㪇

㪋㪇

ஜో
ⵍⷒ▤៊்
Άᢱ፣უ
ΆᢱṁⲢ
ṁⲢ႙
䊗䉟䊄

ో㊂ᵈ᳓ౣ㐿

㪍㪇㪏㪇⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪈㪇㪇㪈㪉㪇ේሶἹ᳓૏⸃ᨆ⚿ᨐ㪌㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪋㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪊㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪉㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪈㩷㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪉㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪊㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪋㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪌ේሶἹ᳓૏㪘♽᷹ⷰ୯ේሶἹ᳓૏㪙♽᷹ⷰ୯࿶ജ㪲㪤㪧㪸㪴

図 13

3 号機原子炉水位の解析結果と観測値の比較

㪇㪅㪐
㪇㪅㪏
㪇㪅㪎
㪇㪅㪍
㪇㪅㪌
㪇㪅㪋
㪇㪅㪊
㪇㪅㪉
㪇㪅㪈
㪇

ᩰ⚊ኈེ䊔䊮䊃㐿ᆎ㪟㪧㪚㪠஗ᱛ

㪟㪧㪚㪠૞േ
㪇

㪉㪇

㪪㪩㪭㐿᡼

㪋㪇
㪍㪇
㪏㪇
⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪈㪇㪇

図 15

㪈㪉㪇

㪛㪆㪮࿶ജ⸃ᨆ⚿ᨐ㪪㪆㪚࿶ജ⸃ᨆ⚿ᨐ㪛㪆㪮࿶ജ᷹ⷰ୯
㪪㪆㪚࿶ജ᷹ⷰ୯
図 14

㪇㪈
㪇㪉
㪇㪊
㪇㪋
㪇㪌
㪇㪍
㪇㪎
㪇㪏
㪇㪐
㪈㪇
㪈㪈
㪈㪉
㪈㪊
㪈㪋
㪈㪌
㪈㪍
㪈㪎
㪈㪏
㪈㪐
㪉㪇
㪉㪈
㪉㪉
㪉㪊
㪉㪋
㪉㪌
㪉㪍
㪉㪎
㪉㪏
㪉㪐
㪊㪇

3 号機格納容器圧力の解析結果と観測値の比較

水位は，RCIC および HPCI によってほぼ一定に維持され，HPCI が停止し SRV が開放されたことにより急速に低下して炉心が露出し，その後炉心損傷に至っている．格納容器圧力は徐々に上昇し，SRV 開放によって急激に上昇して格納容器ベントのラプチャディ
スクが破損して減圧される結果となった．その後も消防車による海水注入が実施されており，原子炉容器水位は観測値に従って維持されているものとして解析した．このため，炉心溶融物は原子炉容器内に保持され61.1 時間経過後の炉心部の状態㪌㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪋㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪊㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪉㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪈㩷㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪉㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪊㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪋㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪌
㪇㪈
㪇㪉
㪇㪊
㪇㪋
㪇㪌
㪇㪍
㪇㪎
㪇㪏
㪇㪐
㪈㪇
㪈㪈
㪈㪉
㪈㪊
㪈㪋
㪈㪌
㪈㪍
㪈㪎
㪈㪏
㪈㪐
㪉㪇
㪉㪈
㪉㪉
㪉㪊
㪉㪋
㪉㪌
㪉㪍
㪉㪎
㪉㪏
㪉㪐
㪊㪇

図 16

65.3 時間経過後の炉心部の状態

260

INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

㪚㪭䊄䊤䉟䉡䉢䊦࿶ജ㪲㫂㪧㪸㪄㪾㪸㪾㪼㪴㪌㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪋㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪊㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪉㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪈㩷㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪉㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪊㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪋㩷㩷㩷㩷㩷㩷㪌
㪇㪈
㪇㪉
㪇㪊
㪇㪋
㪇㪌
㪇㪍
㪇㪎
㪇㪏
㪇㪐
㪈㪇
㪈㪈
㪈㪉
㪈㪊
㪈㪋
㪈㪌
㪈㪍
㪈㪎
㪈㪏
㪈㪐
㪉㪇
㪉㪈
㪉㪉
㪉㪊
㪉㪋
㪉㪌
㪉㪍
㪉㪎
㪉㪏
㪉㪐
㪊㪇

㪈㪉㪇㪇
㪈㪇㪇㪇
㪏㪇㪇

ᩰ⚊ኈེ
ㆊ࿶⎕៊

㪍㪇㪇
㪋㪇㪇
㪉㪇㪇
㪇

㪉㪇

㪋㪇
㪍㪇
㪏㪇
⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪈㪇㪇㪈㪉㪇ߦࠃࠆផቯ⸃ᨆ

図 19 3 号機格納容器ベントの効果確認ߦࠃࠆផቯ⸃ᨆ

100 時間経過後の炉心部の状態㪚㪭䊄䊤䉟䉡䉢䊦᷷ᐲ㪲㷄㪴㪋㪇㪇㪈㪅㪜㪂㪈㪏

᡼಴᡼኿⢻㊂㪲㪙㫈㪴㽴ਔᣇ䉕ታᣉ
㽳ᶖ㒐ゞᵈ᳓䈭䈚㽲㪚㪭䊔䊮䊃䈭䈚㪇

図 17㪈㪅㪜㪂㪈㪍
㪈㪅㪜㪂㪈㪋
Ꮧ䉧䉴㪇㪅㪌㪤㪼㪭
╬ଔ
䊣䉡⚛
㪈㪊㪈╬ଔ

㪈㪅㪜㪂㪈㪉
㪈㪅㪜㪂㪈㪇

㪇

㪉㪇

㪋㪇
㪍㪇
㪏㪇
⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪈㪇㪇

㪊㪌㪇
㪊㪇㪇
ᩰ⚊ኈེ
ㆊ᷷⎕៊

㪉㪌㪇
㪉㪇㪇
㪈㪌㪇

㽴ਔᣇ䉕ታᣉ
㽳ᶖ㒐ゞᵈ᳓䈭䈚㽲㪚㪭䊔䊮䊃䈭䈚

㪈㪇㪇
㪌㪇
㪇
㪇

図 20

㪈㪅㪜㪂㪇㪏

図 18

㪈㪋㪇㪇

㪈㪉㪇

3 号機放射性物質放出量（積算値）の推定結果

㪉㪇

㪋㪇
㪍㪇
㪏㪇
⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪈㪇㪇

㪈㪉㪇

3 号機消防ポンプによる注水の効果確認ߦࠃࠆផቯ⸃ᨆ

ߦࠃࠆផቯ⸃ᨆ
損に伴い格納容器内の温度が上昇して接合部などが破損（過温損傷の目安として約 300℃）する結果となった．これらの感度解析により，3 号機で実際に操作さのとして推定した．結果を図 18 に示す．3 号機かられたタイミングにおいて，格納容器ベントと消防車に

当初 5 日間程度の間に環境に放出される可能性のあるよる十分な注水を組み合わせて実施することにより，

放 射 性 物 質 の 量 は，希 ガ ス 0.5MeV 等 価 換 算 値 で格納容器破損と原子炉容器破損の防止に効果があるこ

3.91 × 1017Bq，ヨ ウ 素 131 等 価 換 算 値 で 2.67 ×とが確認できた．

1015Bq，ヨウ素 131 で 2.54 × 1015Bq，セシウム 137
で 1.72 × 1014Bq と推定した．3 号機は格納容器ベン

4.

R-Cubic による推定解析

トと消防車による注水が継続されていたので，消防車による注水のみを実施した場合，格納容器ベントのみ

原子力安全システム研究所では，原子力防災対応のを実施した場合，両方を組み合わせた場合の影響を推支援を行うため，日本エヌ・ユー・エス(株)と共同で定した．解析結果を図 19〜20 に示す．消防車による

R-Cubic を開発し，関西電力各発電所に導入いただ

注水のみを実施した場合は，格納容器圧力が上昇していている．R-Cubic は，平成 17 年に実施された原子限界圧力（最高使用圧力の約 3 倍）に達し破損する結力安全委員会の原子力防災指針(36)(37)の見直しに際し

果となった．一方，格納容器ベントのみを実施した場て，放射性物質の放出前または直後の避難のために必合は，格納容器圧力は低下するものの，原子炉容器破要な放射性物質の放出量と公衆の被ばく線量の予測結INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

261

果を 迅 速に提供 す る 目 的 で 開 発 し た も の で ある．

況下において，R-Cubic の予測性能を確認するため，

R-Cubic は，異常事態等の発生時刻情報に基づき，同発電所の R-Cubic 用モデルを整備してから放射性

時間依存方程式 (16) を解き，気象場は風向，風速，大物質の放出量の推定を実施した．以下に示す推定解析

気安定度の最大幅を指定することにより，公衆防護措は，当時の限られた情報から時間依存方程式を用いた置範囲を迅速に提示できる．対象とする事故は，原子解析により，表 8 に示す事故発生後 4 回にわたり実施

炉施設事故，使用済燃料貯蔵施設事故，気体廃棄物処された公衆防護措置の意思決定の際に R-Cubic が放理施設事故である．加圧水型軽水炉を例として原子炉出源情報としてどのような値を提供できたかに着目し事故の計算手順の概念を図 21 に示す．本共同開発にて説明する．なお，R-Cubic の推定解析は事故直後

おいて，当所は放射性物質の環境への放出量と格納容に実施 (38) しているが，本報告ではその後の BWR プ

器を線源とする放射線量を推定する技術開発を担当しラント用モデルの検証作業を踏まえた新しいている．東京電力福島第一原子力発電所事故を受け，

R-Cubic を用いて再計算を実施したものである．

電源が喪失してプラント情報がほとんど得られない状

4.1
ⅣႺ䈻䈱
᡼಴᡼኿⢻㊂㽵᡼኿ᕈ‛⾰㒰෰
⸳஻䈱૞േ

ਥ⫳᳇
቟ోᑯ ឃ
᳇
╴

ᩰ⚊ኈེ䉴䊒䊧䉟

㽴♽ౝ䈪䈱
ᷙว䊶ᴉ⌕

㽳Ἱᔃ៊்
䈮઻䈉᡼಴

半径 3km 圏内からの避難と 3〜10km 圏の屋内退避
指示は，3 月 11 日 16 時 36 分に福島第一原子力発電

䊒䊦䊷䊛
ⵍ䈳䈒

㬍

䓗
䓙
䓮
䓨
䔨
䓼
䔨
䓪

࿾਄

㬍

㽲᡼኿ᕈ‛⾰䈱⫾Ⓧ䊶უᄌ

半径 3km 圏内からの避難指示

所 1，2 号機の原子炉への注水状態が確認できなくなったことにより原災法 15 条事象発生の通報が行われた後，約 5 時間経過した時点の 11 日 21 時 23 分に発

ᩰ⚊ኈེ
㱏✢ⵍ䈳䈒

㽶ⅣႺ䈻䈱
ṳᵨ₸䊶ᤨ㑆 䋨㪧㪮㪩䊒䊤䊮䊃䈱଀䋩

令された．R-Cubic では 1 号機と 2 号機の炉心冷却機能の喪失を表 9 の条件として解析した．解析結果を
表 10 に示す．この段階においては，放射性物質の放

図 21

表8

出は希ガスが主体で，希ガス 0.5MeV 等価換算値は 1

R-Cubic システムの計算手順

号機が 5.03 × 1015Bq，2 号機が 8.56 × 1015Bq，合公衆防護措置の発令とプラントの状態
1 号機

半 径 3km
圏内からの避難，①
3〜10km
圏内の屋内
退避指示

2 号機

3 号機

4 号機

炉心冷却
機能喪失

炉心冷却
機能喪失

炉心冷却

③

④

圏内からの
避難指示

半 径 20〜30km 圏 内の屋内退避指示

半径 3km 圏内からの避難指示時点の解析条件

1 号機
約 7ヵ月
炉心冷却 喪失 1 時間 50 分後
機能全喪失 回復見込まず
圧力抑制プール
サブクール
漏えい個所
ドライウェル
格納容 観測時刻 （事故発生時）
器圧力 観測値（0.1kPag）
格納容器最高使用−
圧力超過時刻運転期間

半 径 10km 機能喪失
② 圏内からの ＆格納容
避難指示
器圧力異
常上昇

ඨᓘ
半径
20km

表9

同上

炉心冷却
炉心冷却
࿤ౝ߆ࠄߩㆱ㔍ᜰ␜
機能喪失
機能喪失
＆格納容
＆格納容
器圧力異
器漏洩
常上昇
炉心冷却
機能喪失
炉心冷却
＆格納容
機能喪失
同上
器ベント
＆格納容
使用済燃
器漏洩
料の水中
破損

格納
容器
漏洩率

使用済燃
料の水中
破損

2 号機
約 4ヵ月
1 時間 50 分後
見込まず
サブクール
ドライウェル（事故発生時）（0.1kPag）
−

最高使用
圧力以下

設計値

設計値

最高使用
圧力超過

設計値

設計値

非常用ガス処理系無し

非常用ガス処理系
無し

−

−

事故発生後
24 時間

事故発生後
24 時間

放出箇所
格納
実施有無
容器
開始時刻
ベント
計算時間

カッコ内は推定値

262

INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

表 10

半径 3km 圏内からの避難指示時点における放射性物質放出量の推定解析結果（単位：Bq）
1 号機

2 号機

合計

希ガス等価

5.03E + 15

8.56E + 15

1.36E + 16

ヨウ素等価
I-131

1.54E + 11
1.08E + 11

2.82E + 11
1.97E + 11

4.36E + 11
3.05E + 11

Cs-137

8.05E + 09

1.32E + 10

2.13E + 10

物質が増加した．

4.2

半径 10km 圏内からの避難指示

半径 10km 圏内からの避難指示は，3 月 12 日 1 時
10 分に 1 号機の格納容器圧力の異常上昇により原災法 15 条事象発生の通報が行われた後，約 4 時間経過
した時点の 12 日 5 時 44 分に発令された．R-Cubic

計 1.36 × 1016Bq と推定された．この放出量は，気象では 1 号機の格納容器圧力の異常上昇を受けて表 11

条件に依存するものの，おおよそ敷地境界付近においの条件（2 号機は変更なし）で解析した．解析結果をて防護措置が必要と考えられるものである．ヨウ素

表 12 に示す．この段階では，1 号機の放出による影131 等価換算値は 1 号機が 1.54 × 1011Bq，2 号機が響が主体で希ガス 0.5MeV 等価換算値は合計 4.10 ×

2.82 × 1011Bq，合計 4.36 × 1011Bq と推定され，こ1017Bq，ヨウ素 131 等価換算値は 1.39 × 1015Bq となの値は敷地外において防護措置が必要となる放出量をった．この値は，気象条件に依存するものの，原子力

大きく下回った．1 号機と 2 号機の放射性物質放出量

安全委員会の防災指針に示されている EPZ＊の根拠との時間変化を図 22〜23 に示す．何れも事故発生からなる放出量(36)に近い値であり，EPZ 範囲内において4 時間程度で炉心が損傷し，環境へ放出される放射性防護措置が必要と考えられるものである．1 号機の放
射性物質放出量の時間変化を図 24 に示す．10 時間 34＊ Emergency Planning Zone

㪈㪅㪜㪂㪉㪇
表 11

᡼኿ᕈ‛⾰᡼಴㊂㪲㪙㫈䌝㪈㪅㪜㪂㪈㪏

半径 10km 圏内からの避難指示時点の解析条件

㪈㪅㪜㪂㪈㪍
運転期間
炉心冷却 喪失
機能全喪失 回復㪈㪅㪜㪂㪈㪋
㪈㪅㪜㪂㪈㪉
㪈㪅㪜㪂㪈㪇
㪈㪅㪜㪂㪇㪏

Ꮧ䉧䉴㪇㪅㪌㪤㪼㪭╬ଔ㪈㪅㪜㪂㪇㪍

䊣䉡⚛㪈㪊㪈╬ଔ

圧力抑制プール
漏えい個所㪈㪅㪜㪂㪇㪋
㪇

図 22

㪌

㪈㪇
㪈㪌
⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪉㪇

㪉㪌

1 号原子炉の放射性物質放出量（積算値）

格納
容器
漏洩率

最高使用
圧力以下

最高使用
圧力超過
放出箇所

㪈㪅㪜㪂㪉㪇
᡼኿ᕈ‛⾰᡼಴㊂㪲㪙㫈㪴

観測時刻
観測値
格納容器最高使用
圧力超過時刻
格納容
器圧力

格納
容器
ベント

㪈㪅㪜㪂㪈㪏
㪈㪅㪜㪂㪈㪍
㪈㪅㪜㪂㪈㪋

1 号機
約 7ヵ月
13 時間 14 分後
見込まず
飽和状態
ドライウェル−−10 時間 34 分後
設計値
設計値の
100 倍

実施有無

非常用ガス処理系
無し

開始時刻

−

計算時間

㪈㪅㪜㪂㪈㪉

2 号機

表
9
の
解
析
条
件
お
よ
び
表
10
の
解
析
結
果
に
同
じ

炉心冷却機能喪失後 24 時間㪈㪅㪜㪂㪈㪇
㪈㪅㪜㪂㪇㪏

Ꮧ䉧䉴㪇㪅㪌㪤㪼㪭╬ଔ㪈㪅㪜㪂㪇㪍

䊣䉡⚛㪈㪊㪈╬ଔ

表 12㪈㪅㪜㪂㪇㪋㪇㪌㪈㪇㪈㪌⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪉㪇㪉㪌ඨᓘ࿤ౝ߆ࠄߩㆱ㔍ᜰ␜
図 23
2 号原子炉の放射性物質放出量（積算値）
ඨᓘ࿤ౝ߆ࠄߩㆱ㔍ᜰ␜

半径 10km 圏内からの避難指示時点における放射性物質放出量の推定解析結果（単位：Bq）

希ガス等価
ヨウ素等価
I-131
Cs-137

1 号機
4.02E + 17
1.39E + 15
9.83E + 14
7.36E + 13

2 号機
8.56E + 15
2.82E + 11
1.97E + 11
1.32E + 10

合計
4.10E + 17
1.39E + 15
9.83E + 14
7.36E + 13

INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

表 13

᡼኿ᕈ‛⾰᡼಴㊂㪲㪙㫈㪴㪈㪅㪜㪂㪉㪇

半径 20km 圏内からの避難指示時点の解析条件
1 号機
約 7ヵ月

2 号機
約 4ヵ月

喪失
炉心冷却
機能全喪失 回復

13 時間 14 分後圧力抑制プール
漏えい個所

飽和状態

22 時間 14 分後
見込まず
飽和状態

ドライウェル−

22 時間 9 分後−

110kPag

10 時間 34 分後

−

最高使用
圧力以下

設計値

設計値

最高使用
圧力超過

設計値の
100 倍
非常用ガス処理系
有り

設計値の
100 倍
非常用ガス処理系
無し

19 時間 31 分後−㪈㪅㪜㪂㪈㪏
運転期間

㪈㪅㪜㪂㪈㪍
㪈㪅㪜㪂㪈㪋
㪈㪅㪜㪂㪈㪉
㪈㪅㪜㪂㪈㪇
㪈㪅㪜㪂㪇㪏

Ꮧ䉧䉴㪇㪅㪌㪤㪼㪭╬ଔ㪈㪅㪜㪂㪇㪍

䊣䉡⚛㪈㪊㪈╬ଔ

格納容器圧力㪈㪅㪜㪂㪇㪋
㪈㪇

図 24

㪉㪇
㪊㪇
⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪋㪇

1 号原子炉の放射性物質放出量（積算値）

分後に格納容器圧力が最高使用圧力を超過し，原子炉
冷却材放射能の放出量が増加するが，その後 13 時間
14 分後に炉心冷却機能を喪失し，14.5 時間後に炉心

263

観測時刻

観測値
格納容器最高使用
圧力超過時刻
格納
容器
漏洩率

放出箇所
格納 実施有無
容器
開始時刻
ベント
計算時間

が損傷して，環境へ放出される放射性物質が大幅に増見込まず

ドライウェル

炉心冷却機能喪 炉心冷却機能喪失後 24 時間
失後 24 時間

加した．なお，格納容器圧力の異常な上昇が認められた場合の格納容器最高使用圧力超過後の漏洩率は，原子力防災訓練時の漏洩想定に一般的に使われている値（設計値の 100 倍）(39)を用いた．

ඨᓘ࿤ౝ߆ࠄߩㆱ㔍ᜰ␜
4.3 半径 20km 圏内からの避難指示

表 14

半径 20km 圏内からの避難指示時点における放射性物質放出量の推定解析結果（単位：Bq）

希ガス等価
ヨウ素等価
I-131
Cs-137

1 号機
1.47E + 18
4.44E + 16
3.07E + 16
2.20E + 15

2 号機
6.87E + 17
2.32E + 15
1.63E + 15
1.06E + 14

合計
2.16E + 18
4.67E + 16
3.23E + 16
2.31E + 15

半径 20km 圏内からの避難指示は，12 日 15 時 29
分に敷地境界付近の放射線量が上昇して原災法 15 条
事象の通報が行われるとともに 15 時 36 分に 1 号機原

量の時間変化を図 25 に示す．10 時間 34 分後に格納子炉建屋が水素の爆燃と考えられる爆発により損傷を容器圧力が最高使用圧力を超過し，原子炉冷却材放射受けた後，約 3 時間経過した時点の 12 日 18 時 25 分

能の放出量が増加するが，その後 13 時間 14 分後に炉に発令された．R-Cubic では 1 号機の格納容器から心冷却機能を喪失し，14.5 時間後に炉心が損傷して，異常漏洩が発生したものと捉え，2 号機の格納容器圧

環境へ放出される放射性物質が大幅に増加した．19

力の異常な上昇を受けて表 13 の条件で解析した．解時間 31 分後に格納容器ベントを実施したため，環境

析結果を表 14 に示す．1 号機は格納容器ベントによへの放射性物質放出量はより一層増大した．2 号機のって放射性物質が大量に放出され，希ガス 0.5MeV

放射性物資放出量の時間変化を図 26 に示す．22 時間

等価換算値は 1 号機が 1.47 × 1018Bq，2 号機が 6.87

14 分後に炉心冷却機能が喪失し，24.2 時間後に炉心× 1017Bq，合計 2.16 × 1018Bq となった．希ガスにが損傷して環境へ放出される放射性物質が増加した．

よる被ばくは一過性ではあるが，風向きによっては相26.7 時間後に格納容器圧力が最高使用圧力を超過し，当深刻な被ばくが生じる放出量である．ヨウ素 131 等

環境への放射性物質放出量が大幅に増加した．

価換算値は 1 号機が 4.44 × 1016Bq，2 号機が 2.32 ×
1015Bq，合計 4.67 × 1016Bq となった．これより推定された放出量は，気象条件に依存するものの，原子力防災指針の EPZ の目安となる放出量を 1 桁上回って
おり，EPZ を大きく超える領域まで防護措置が必要と考えられるものであった．1 号機の放射性物質放出264

INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

表 15

᡼኿ᕈ‛⾰᡼಴㊂㪲㪙㫈㪴㪈㪅㪜㪂㪉㪇
㪈㪅㪜㪂㪈㪏

1 号機

㪈㪅㪜㪂㪈㪍

運転期間

㪈㪅㪜㪂㪈㪋
㪈㪅㪜㪂㪈㪇
㪈㪅㪜㪂㪇㪏

Ꮧ䉧䉴㪇㪅㪌㪤㪼㪭╬ଔ㪈㪅㪜㪂㪇㪍

䊣䉡⚛㪈㪊㪈╬ଔ㪈㪇㪉㪇㪊㪇⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

回復

圧力抑制プール㪋㪇

漏えい個所
格納容 観測時刻
器圧力 観測値

㪈㪅㪜㪂㪉㪇

格納容器最高使用
圧力超過時刻
最高使用
格納
圧力以下
容器
最高使用
漏洩率
圧力超過

㪈㪅㪜㪂㪈㪏

放出箇所

図 25 1 号原子炉の放射性物質放出量（積算値）

㪈㪅㪜㪂㪈㪍

格納容器
ベント㪈㪅㪜㪂㪈㪋
㪈㪅㪜㪂㪈㪉
㪈㪅㪜㪂㪈㪇
㪈㪅㪜㪂㪇㪏

Ꮧ䉧䉴㪇㪅㪌㪤㪼㪭╬ଔ㪈㪅㪜㪂㪇㪍

䊣䉡⚛㪈㪊㪈╬ଔ

実施有無
開始時刻

計算時間

2 号機
約 4ヵ月
70 時間 39 分後

喪失

炉心冷却
機能全喪失

㪈㪅㪜㪂㪈㪉

㪈㪅㪜㪂㪇㪋

᡼኿ᕈ‛⾰᡼಴㊂㪲㪙㫈㪴

半径 20〜30km 圏内の屋内退避指示時点の解析条
件（原子炉事故）

半
径
20
ｋ
ｍ
圏
内
か
ら
の
避
難
時
点
の
予
測
結
果
に
同
じ

見込まず
飽和状態
ドライウェル3 号機
約 6ヵ月
38 時間 24 分後
注水停止時間
26 時間 20 分
飽和状態
ドライウェル−−81 時間 16 分
後＊

33 時間 30 分後
360kPag

設計値

設計値

100%/日＊

設計値の
100 倍

主排気筒

非常用ガス
処理系

無し

有り

−

41 時間 55 分後

炉心冷却
機能喪失後
24 時間

炉心冷却
機能喪失後
24 時間

−

＊：格納容器内で異音が発生し破損と仮定㪈㪅㪜㪂㪇㪋
㪉㪇

図 26

㪌㪇

2 号原子炉の放射性物質放出量（積算値）

ඨᓘ
ඨᓘ

4.4

㪊㪇
㪋㪇
⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㨪㨪࿤ౝߩደౝㅌㆱᜰ␜
࿤ౝߩደౝㅌㆱᜰ␜

半径 20〜30km 圏内の屋内退避指示

半径 20〜30km 圏内の屋内退避指示は，14 日 5 時
20 分に 3 号機格納容器ベントが開始され，11 時 1 分

表 16

半径 20〜30km 圏内の屋内退避指示時点の解析条
件（使用済燃料貯蔵施設事故）

直近冷却期間燃料貯蔵体数
内訳
(仮定)

直前取出
2 回前
3 回以上前

破損形態

3 号機
268 日
514 体
129 体
129 体
256 体
水中での
機械的破損
10%
地上放出
100%/h
損傷後 24 時間

4 号機
105 日
1331 体
548 体
131 体
652 体
水中での
機械的破損
1%
地上放出
100%/日損傷後 24 時間

異音が発生，4 号機原子炉建屋の壁に穴が開いている

破損割合
放出箇所
建屋換気率
計算時間

ことが確認され，15 日 9 時 38 分には 4 号機原子炉建3，4 号機ともに建屋爆発による瓦礫の落下を想定に 3 号機の原子炉建屋で水素の爆轟と考えられる爆発が発生，15 日 6 時 10 分頃に 2 号機圧力抑制室付近で屋 4 階付近で火災を確認，10 時 22 分には 3 号機周辺で異常に高い放射線量を検知，10 時 30 分には 2 号機に対して早期の注水とドライウェルからのベント指示

析結果を表 17 に示す．1 号機原子炉からの放出量はが出された後，約 30 分経過した時点の 15 日 11 時に

計算条件に変更はなく 20km 圏内からの避難指示の場発令された．R-Cubic では 1 号機の状況に大きな変合と同一である．2 号機原子炉は，格納容器破損によ化はなく，2 号機の格納容器から異常漏洩が発生したって放射性物質が大量に放出され，希ガス 0.5MeVものと捉え，3 号機は格納容器ベントと原子炉建屋爆

等価換算値は 7.18 × 1017Bq，ヨウ素 131 等価換算値

発による使用済燃料の損傷，4 号機も使用済燃料の損は 2.44 × 1017Bq となった．3 号機原子炉は，格納容傷を考慮して，表 15〜16 に示す条件で解析した．解器ベントにより希ガス 0.5MeV 等価換算値が 2.41 ×

INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

半径 20〜30km 圏内の屋内退避指示時点における放射性物質放出量の推定解析結果（単位：Bq）
希ガス
等価

ヨウ素
等価

I-131

Cs-137

原 1 号機 1.47E + 18 4.44E + 16 3.07E + 16 2.20E + 15
子 2 号機 7.18E + 17 2.44E + 17 1.78E + 17 1.17E + 16
炉
3 号機 2.41E + 18 9.95E + 16 6.90E + 16 4.88E + 15
Ｓ 3 号機 1.31E + 11 2.64E + 02 2.64E + 02 7.86E + 11
Ｆ
Ｐ 4 号機 2.24E + 10 8.68E + 07 8.68E + 07 1.30E + 11
合計

4.60E + 18 3.87E + 17 2.78E + 17 1.88E + 16

㪈㪅㪜㪂㪉㪇

᡼኿ᕈ‛⾰᡼಴㊂㪲㪙㫈㪴

表 17

265

㪈㪅㪜㪂㪈㪏
㪈㪅㪜㪂㪈㪍
㪈㪅㪜㪂㪈㪋
㪈㪅㪜㪂㪈㪉
㪈㪅㪜㪂㪈㪇
㪈㪅㪜㪂㪇㪏

Ꮧ䉧䉴㪇㪅㪌㪤㪼㪭╬ଔ䊣䉡⚛㪈㪊㪈╬ଔ㪈㪅㪜㪂㪇㪍
㪈㪅㪜㪂㪇㪋

SFP：使用済燃料貯蔵施設

㪎㪇1018Bq，ヨウ素 131 等価換算値が 9.95 × 1016Bq とな

図 27

った．3 号機使用済燃料貯蔵施設は，514 体の燃料が㪏㪇㪐㪇⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪈㪇㪇

2 号原子炉の放射性物質放出量（積算値）

貯蔵されており，建屋が水素爆轟と考えられる爆発に㪈㪅㪜㪂㪉㪇

に落下したと考えられることから，貯蔵燃料の 10%㪈㪅㪜㪂㪈㪏

が水中で破損したと仮定すると，希ガス 0.5MeV 等
価換算値で 1.31 × 1011Bq，ヨウ素 131 等価換算値で2.62 × 102Bq，長半減期核種であるセシウム 137 は7.86 × 1011Bq であった．4 号機使用済燃料貯蔵施設
は，原子炉から取り出された比較的冷却期間が短い燃料 548 体を含む 1331 体の燃料が貯蔵されており，建᡼኿ᕈ‛⾰᡼಴㊂㪲㪙㫈㪴

より大破し，重量物を含む瓦礫が使用済燃料貯蔵施設

屋の爆発と考えられる損傷により，瓦礫が使用済燃料㪈㪅㪜㪂㪈㪍
㪈㪅㪜㪂㪈㪋
㪈㪅㪜㪂㪈㪉
㪈㪅㪜㪂㪈㪇
㪈㪅㪜㪂㪇㪏

Ꮧ䉧䉴㪇㪅㪌㪤㪼㪭╬ଔ䊣䉡⚛㪈㪊㪈╬ଔ㪈㪅㪜㪂㪇㪍
㪈㪅㪜㪂㪇㪋

貯蔵施設に落下したと考えられることから，貯蔵燃料

㪊㪇

の 1% が 水 中 で 破 損 し た と 仮 定 す る と，希 ガ ス
0.5MeV 等価換算値が 2.24 × 1010Bq，ヨウ素 131 等

図 28

価換算値が 8.68 × 107Bq，セシウム 137 が 1.30 ×

㪋㪇

㪌㪇
㪍㪇
⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪎㪇

3 号原子炉の放射性物質放出量（積算値）

1011Bq であった．なお，使用済燃料貯蔵施設のプール水位が低下して貯蔵燃料の露出が懸念されたが，保3 号機原子炉の放射性物質放出量の時間変化を図 28

有水量と崩壊熱の関係から水位は十分に確保されていに示す．38 時間 24 分後に炉心冷却機能が喪失し，ると考えられること，航空機により 4 号機プール水位

40.4 時間後に炉心損傷によって放出量が増大した．

が十分にあることが確認されていることから，解析条

41.6 時間後に最高使用圧力を超過し，41 時間 55 分後件に考慮しなかった．これらの原子炉および使用済燃に格納容器ベントを開始したため，放射性物質の大量料貯蔵施設からの放射性物質放出量の合計は，希ガス放出となった．3 号機および 4 号機の使用済燃料貯蔵

0.5MeV 等価換算値で 4.60 × 1018Bq，ヨウ素 131 等

施設の放射性物資放出量の時間変化を図 29〜30 に示

価換算値で 3.87 × 1017Bq となった．これより推定さす．いずれも建屋損傷によって貯蔵燃料が損傷し，放れた放出量は，EPZ の目安となる放出量を遥かに上射性物質が放出される結果となった．

回っており，EPZ を大きく超える広範囲の汚染が懸念されるレベルとなった．放射性物質の主たる放出原

4.5

段階的公衆防護措置の考察

は 1〜3 号機の原子炉であり，使用済燃料の損傷による寄与は無視できる程度と推定した．2 号機原子炉の国から出された 4 回の公衆防護措置に関する指示時

放射性物質放出量の時間変化を図 27 に示す．70 時間

点において，R-Cubic による放射性物質放出量の推

39 分後に炉心冷却機能が喪失し，72.5 時間後に炉心定を行った．希ガス 0.5MeV 等価とヨウ素 131 等価

損傷によって放出量が増大した．81 時間 16 分後に格の放出量の推定結果を図 31 に示す．この図から事態

納容器が破損して，放射性物質の大量放出となった．

の進展によって放射性物質放出量の予測値は順に大きINSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

㪈㪅㪜㪂㪇㪐

Ꮧ䉧䉴㪇㪅㪌㪤㪼㪭╬ଔ㪈㪅㪜㪂㪇㪎

䊣䉡⚛㪈㪊㪈╬ଔ㪈㪅㪜㪂㪇㪌
㪈㪅㪜㪂㪇㪊
㪈㪅㪜㪂㪇㪈
㪇

図 29

㪌
㪈㪇
㪈㪌
㪉㪇
ᑪደ៊்䈎䉌䈱⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

ᢝ࿾Ⴚ⇇

㪜㪧㪱
ᢝ࿾Ⴚ⇇

㪉㪌

Ꮧ䉧䉴㪇㪅㪌㪤㪼㪭╬ଔ䊣䉡⚛㪈㪊㪈

3 号 SFP の放射性物質放出量（積算値）

㪉㪇䌾㪊㪇㫂㫄
ደౝㅌㆱ㪈㪅㪜㪂㪈㪈

㪜㪧㪱㪉㪇㫂㫄࿤ౝ
ㆱ㔍ᤨὐ㪈㪅㪜㪂㪈㪊

㪈㪅㪜㪂㪈㪐
㪈㪅㪜㪂㪈㪏
㪈㪅㪜㪂㪈㪎
㪈㪅㪜㪂㪈㪍
㪈㪅㪜㪂㪈㪌
㪈㪅㪜㪂㪈㪋
㪈㪅㪜㪂㪈㪊
㪈㪅㪜㪂㪈㪉
㪈㪅㪜㪂㪈㪈
㪈㪅㪜㪂㪈㪇
㪈㪅㪜㪂㪇㪐

㪊㫂㫄࿤ౝㆱ㔍ᤨὐ᡼኿ᕈ‛⾰᡼಴㊂㪲㪙㫈㪴᡼኿ᕈ‛⾰᡼಴㊂㪲㪙㫈㪴㪈㪅㪜㪂㪈㪌

㪈㪇㫂㫄࿤ౝ
ㆱ㔍ᤨὐ

266

䊣䉡⚛㪈㪊㪈╬ଔ䉶䉲䉡䊛㪈㪊㪎

㕍䋻Ꮧ䉧䉴䇮⿒䋺䊣䉡⚛䈱㒐⼔ភ⟎䈱⋡቟᡼಴㊂

図 31

᡼኿ᕈ‛⾰᡼಴㊂㪲㪙㫈㪴㪈㪅㪜㪂㪈㪌
Ꮧ䉧䉴㪇㪅㪌㪤㪼㪭╬ଔ䊣䉡⚛㪈㪊㪈╬ଔ㪈㪅㪜㪂㪈㪊

段階的公衆防護措置実施時点における推定結果

࿖߅ࠃ߮᧲੩㔚ജߩ⊒⴫ߒߚ୯ߣߩᲧセ
気拡散計算を行う必要があると考えられる．

㪈㪅㪜㪂㪈㪈

5. 国および東京電力の発表した値との比較

㪈㪅㪜㪂㪇㪐

Ბ㓏⊛౏ⴐ㒐⼔ភ⟎ߩ⠨ኤ㪈㪅㪜㪂㪇㪎

ここまで，IPPS と R-Cubic の解析により，放射性㪈㪅㪜㪂㪇㪌

物質放出量を推定してきた．一方，原子力安全委員会
࿖߅ࠃ߮᧲੩㔚ജߩ⊒⴫ߒߚ୯ߣߩᲧセ

㪇

図 30

㪌
㪈㪇
㪈㪌
㪉㪇
ᑪደ៊்ᓟ䈱⚻ㆊᤨ㑆㪲㪿㪴

㪉㪌

4 号 SFP の放射性物質放出量（積算値）

Ბ㓏⊛౏ⴐ㒐⼔ភ⟎ߩ⠨ኤᲑ㓏⊛౏ⴐ㒐⼔ភ⟎ߩ⠨ኤ

と原子力安全・保安院は平成
23 年 5 月に入ってから，࿖߅ࠃ߮᧲੩㔚ജߩ⊒⴫ߒߚ୯ߣߩᲧセヨウ素 131 とセシウム 137 の環境へ放出された放射性物質の量の推定結果を発表(1)(18)〜(23)した．その後，見直しが行われ数値が若干変更されているが，オーダーは変わっていない．また，東京電力は，平成 24 年
5 月に同様の推定結果を発表 (24) した．ここでは，国くなっており，段階的に公衆防護措置範囲を拡大するや東京電力が発表した値と IPPS を用いて 1〜3 号機

必要性を示している．原子力防災指針 (37) によれば，原子炉が海水注入により安定するまでの間に，原子炉

中高出力炉用の防護指標の下限値を与える放射性物質から環境へ放出された放射性物質の量を推定した結放 出 量 は 概 ね 希 ガ ス 0.5MeV 等 価 換 算 値 で 1 ×果，および R-Cubic を用いて半径 20〜30km 圏内の1016Bq，ヨウ素 131 等価換算値で 1 × 1013Bq である．

屋内退避指示が出された時点における 1〜3 号機原子また，EPZ で防護措置が必要となる放射性物資放出

炉と 3，4 号機使用済燃料から環境へ放出された放射量の目安は，BWR で EPZ を 10km とすると希ガス

性物質の量を推定した結果を比較した．

0.5MeV 等価換算値で 3.5 × 1017Bq，ヨウ素 131 等

原子力安全委員会は，放射性物質による汚染状況を価換算値で 2.5 × 1015Bq となっている．これらの値把握するために作成された地表濃度の測定結果と当時から，4 回の公衆防護措置に関する指示時点においての気象条件を再現した緊急時迅速放射能影響予測ネッ

推定された放射性物質放出量は，公衆防護措置が敷地

トワークシステム（SPEEDI)(40)による大気拡散計算

境界周辺で必要→ EPZ 内で必要→ EPZ を超過する範結果から放射性物質放出量を逆算した結果を公表し囲で必要→ EPZ を大幅に超過した汚染の可能性の順

た．5 月時点ではヨウ素 131 が 1.5 × 1017Bq，セシウとなり，当時実施された段階的公衆防護措置と定性的

ム 137 が 1.3 × 1016Bq とされていたが，その後 8 月に一致したものであった．但し，公衆防護措置範囲の22 日にヨウ素 131 が 1.3 × 1017Bq，セシウム 137 が適切さという観点では，当時の気象状況を勘案した大1.1 × 1016Bq に見直しされている．原子力安全・保INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

267

安院は，シビアアクシデント解析コード MELCOR

値が少なすぎ，逆にヨウ素やセシウムは多すぎるよう(41)(42)などを用いて放射性物質放出量を概算した結果に見える．特に，希ガスは原子炉 3 基分がほぼ全量放を公表した．5 月に公表された IAEA 向け報告書で出されたと見られるため，明らかに過少評価であるとは，ヨウ素 131 が 1.3 × 1017Bq，セシウム 137 が 6.0考えられる．

× 1015Bq とされていたが，6 月 6 日にヨウ素 131 が6.

1.6 × 1017Bq，セシウム 137 が 1.5 × 1016Bq に，さ結言

ら に 平 成 24 年 3 月 28 日 に は ヨ ウ 素 131 が 1.5 ×
1017Bq，セシウム 137 が 8.2 × 1015Bq に見直しされ東京電力福島第一原子力発電所事故時において，事ている．東京電力は，平成 24 年 5 月 24 日に希ガス

故当初数日間において，国等から公表された非常に限0.5MeV 等価値が約 5.00 × 1017Bq，ヨウ素 131 が約られた情報に基づき，当時の公衆防護措置の意思決定

5.00 × 1017Bq，セシウム 134 が約 1.0 × 1016Bq，セに必要となる放射性物質の放出量を予測するため，当シウム 137 が約 1.0 × 1016Bq と発表した．本推定解所で開発し保有している事象進展予測システム

析では，3 章で述べた IPPS による推定解析結果と 4（IPPS）と 公 衆 防 護 措 置 範 囲 迅 速 予 測 シ ス テ ム

章で述べた 20〜30km 圏内の屋内退避指示時点での（R-Cubic）を用いて推定し，観測値との比較ならび

R-Cubic による推定解析結果の 2 種類があり，それに原子力安全委員会および原子力安全・保安院が発表

ぞれの合計値を用いて比較した．比較結果を表 18 にした放射性物質放出量と比較した．

示 す．IPPS の 推 定 結 果 は，ヨ ウ 素 131 で 8.48 ×

以下に得られた知見を示す．

1015Bq，セシウム 137 で 5.99 × 1014Bq となり，国が(1) IPPS による 3 号機原子炉の解析では，高圧注水

公表した値より 1 桁以上過少評価となった．IPPS に系（HPCI）の起動・停止は，定格駆動抽気量が炉よるシビアアクシデント解析は，原子炉への消防車に心崩壊熱を上回っていたため，原子炉圧力が低下・よる注水量を原子炉水位の計測値に見合うものと仮定

上昇することから検知できた．その後に発表されしたため，注水による放射性物質の除去効果を過大にた，国や東京電力が発表した解析では地震で HPCI見積もるとともに，炉心の溶融進展が途中で停止し，の損傷の可能性を指摘していたが，当時の本解析で格納容器内に放出された放射性物質の量が少なくなっ

は HPCI の損傷を想定しなくても観測パラメータとたことによるものと考えられる．R-Cubic の推定結良く一致する結果が得られていた．

果は，ヨウ素 131 で 2.78 × 1017Bq，セシウム 137 で(2) 国が実施した段階的公衆防護措置は，R-Cubic

1.88 × 1016Bq となり，国が公表した値と概ね一致しによる放射性物質放出量の段階的評価と定性的に一た．R-Cubic の推定では，原子炉への注水継続時間

致した．本推定に用いた仮定は，これまでの原子力等の時間依存方程式に基づいており，1〜3 号機の炉

防災訓練などの状況を踏まえたものであるが，実用心は大きく損傷して原子炉容器も破損し，原子炉容器性があるものと考えられる．

水位の不確かさに影響を受けなかったためと考えられ(3) IPPS による予測は，観測されたパラメータと良る．東京電力が公表した値は，希ガス 0.5MeV 等価

く一致したが，原子炉への注水を原子炉水位の観測

表 18

本研究

国および東京電力が発表した放射性物質放出量との比較（単位：Bq）

IPPS 推定結果
R-Cubic 推定結果

原子力安全委員会
公表値

H23.4.12(18)H23.5.12(19)H23.8.22(20)日本原子力研究開発機構推定値(21)
原子力安全・保安院
概算値

H23.4.12(22)H23.6.6(1)H24.3.28(23)東京電力推定値(24)希ガス
0.5MeV 等価
1.27E + 18
4.68E + 18−−

ヨウ素 131

セシウム 134

セシウム 137

8.48E + 15
2.78E + 17
1.50E + 17

7.08E + 14
1.91E + 16−

5.99E + 14
1.88E + 16−−−

1.50E + 17
1.30E + 17−−

1.20E + 17
1.30E + 17

−
−

−
−
5.00E + 17

1.60E + 17
1.50E + 17
5.00E + 17

1.80E + 16−
1.00E + 17

1.20E + 16
1.30E + 16
1.10E + 16
9.00E + 15
6.10E + 15
1.50E + 16
8.20E + 15
1.00E + 17

268

INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

値に合わせて解析すると，他の評価結果と比べて放システム研究所の取り組み，原子力 eye，53

射性物質放出量を過少評価した．

[7], pp. 48-51，(2007).

(4) R-Cubic による予測は，原子力安全委員会およ（10）吉田至孝，原子力防災対応支援技術の開発，び原子力安全・保安院が公表した放射性物質放出量

原子力 eye，48 [7], pp. 54-58，(2002).

と概ね一致した．よって，情報が限定された状況下（11）吉田至孝，原子力防災用公衆防護措置範囲迅速における予測手法として R-Cubic が利用可能であ予測技術の開発−(1)放射性物質放出量の予測手ると考える．

法−，原子力学会 2007 秋の大会予稿集, F48，

(5) 東京電力が平成 24 年 5 月に発表した大気中に放(2007).

出 さ れ た 放 射 性 物 質 の 放 出 量 の う ち，希 ガ ス（12）鈴木政時，原子力防災用公衆防護措置範囲迅速0.5MeV 等価値は原子炉内蔵量のほぼ全量が放出さ予測技術の開発−(2)被ばく線量と防護措置範囲れたことを考えると，過少評価していると考えられの予測手法−，原子力学会 2007 秋の大会予稿

る．

集, F49，(2007).
（13）吉田至孝，原子力防災用公衆防護措置範囲迅速参考文献

予測技術の開発−(3)放射性物質放出量の比較計
算−，原子力学会 2008 春の年会予稿集, B30，

（１）原 子 力 災 害 対 策 本 部，原 子 力 安 全 に 関 す る(2008).

IAEA 閣僚会議に対する日本国政府の報告書−（14）鈴木政時，原子力防災用公衆防護措置範囲迅速

東京電力福島原子力発電所の事故について−，予測技術の開発−(4)予測線量の比較計算−，

www. kantei. go. jp/jp/topics/ 2011/iaea_houko-

原子力学会 2008 春の年会予稿集, B31，(2008).

kusho.html，(2011).
（２）東京電力福島原子力発電所における事故調査・（15）吉田至孝，鈴木政時，原子力防災用公衆防護措置範囲迅速予測技術の開発−(5)格納容器を線源

検 証 委 員 会，中 間 報 告，icanps. go. jp/post-1.

とする放射線影響の考慮−，原子力学会 2011

html，(2011).

春の年会予稿集, H06，(2008).

（３）日本再建イニシアティブ，福島原発事故独立検（16）吉田至孝，原子力防災用放出放射能量迅速予測

証委員会調査・検証報告書，ディスカヴァー・

技 術 の 開 発，
INSS ジ ャ ー ナ ル Vol. 14 , pp.

トゥエンティワン，(2012).

346-360，(2007).

（４）福島第一原子力発電所事故調査検討会，東京電（17）M. Suzuki, Y. Yoshida, Development of a rapid

力(株)福島第一原子力発電所の事故の検討と対

prediction technology for emergency protection

策 の 提 言，www. gengikyo. jp/archive/pdf/F1_

area at nuclear accidents, HARMO12, Cavtat

Jiko_Houkoku.pdf，(2011).

Hrvatska, Vol.43, pp.500 -504，(2008).

（５）東京電力株式会社，福島第一原子力発電所東北（18）原子力安全委員会，福島第一原子力発電所から

地方太平洋沖地震に伴う原子炉施設への影響に

大気中への放射性核種（ヨウ素 131，セシウム

ついて，www.nisa.meti.go.jp/earthquake/hou-137）の 放 出 総 量 の 推 定 的 試 算 値 に つ い て，koku6/230909_1F.pdf，(2011)www.nsc.go.jp/info/ 20110412.pdf，(2011).

（６）東京電力株式会社，福島原子力事故調査報告書（19）日本原子力研究開発機構，福島第 1 原子力発電（中 間 報 告 書），www. tepco. co. jp/cc/press/

所事故に伴う 131I と 137Cs の大気放出量に関す

betu11_j/images

る試算，第 31 回原子力安全委員会資料第 4-2/111202c.pdf，(2011).

（７）東京電力株式会社，福島第一原子力発電所事故の 初 動 対 応 に つ い て，www. tepco. co. jp/cc/
press/11122211-j.html，(2011).

号，(2011).
（20）日本原子力研究開発機構，福島第一原子力発電所事故に伴う 131I と 137Cs の大気放出量に関す（８）東京電力株式会社，MAAP コードによる炉心・る試算（II）− 3 月 12 日から 15 日までの放出

格納容器の状態の推定，www.tepco.co.jp/nu/率の再推定−，第 63 回原子力安全委員会資料第fukushima-np/

images/handouts_120312_

02-j.pdf，(2012).
（９）吉田至孝，原子力防災の研究課題と原子力安全

5 号，(2011).
（21）茅野政道，大気放出量推定，環境放出と拡散の再構築ワークショップ，平成 24 年 3 月 6 日，

INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

東京，(2012).

269

and MAAP4
, Trans. American Nucl. Soc. 69,（22）原子力安全・保安院，東北地方太平洋沖地震に

p. 524，(1993).

よる福島第一原子力発電所の事故・トラブルに（32）Y. M. Song: A Review of MAAP4 Code

対するＩＮＥＳ（国際原子力・放射線事象評価

Structure and Core T/H Model, KAERI-TR

尺 度）の 適 用 に つ い て，http: //www. meti. go.

-1003-98, Korea Atomic Energy Researchjp/press/2011/04/20110412001/

Institute，(1998).

20110412001.

html，(2011).

（33）M. T. Leonard, S. G. Ashbaugh, R. K. Cole, K. D.

（23）原子力安全・保安院，別添資料 2 ii. 1〜3 号機

Bergeron, K. Nagashima : A Direct Comparisonの事象進展に関する整理と考察，東京電力株式

of MERCOR 1. 8. 3 and MAAP4 Results for

会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見にSeveralつ

SAND-96 -2053-C, U. S. Dep. of Energy，いて， http://www.

meti.

go.

jp/

press/2011/03/20120328009/20120328009.html，(2012).
（24）東京電力株式会社，福島第一原子力発電所事故

PWR&BWR

Accident

Sequences,(1996).
（34）原子力学会シビアアクシデント時の格納容器内の現実的ソースターム評価特別専門委員会，シにおける放射性物質の大気中への放出量の推定

ビアアクシデント時の格納容器内の現実的ソーに つ い て，http: //www. tepco. co. jp/cc/

スターム評価，日本原子力学会，(2010).

press/2012/1204619_1834.html，(2012).

（35）N. Suzuki, K. Sugai, K. Hayashi, M. Suzuki, H.

（25）東京電力株式会社，東北地方太平洋沖地震発生

Suwa, Y. Kato, F. H. Liu, and S. Kodama,

当時の福島第一原子力発電所プラントデータ集，

Construction of System for Evaluation of

http: //www. tepco. co. jp/nu/fukushima-np/in-

Environmental Emergency Dose, Internation-

dex10-j.html，(2011).

al Radiation Protection Association 10, May 2000,（26）S. B. Ludwig, A. G. Coff : Revision to ORIGEN2

Version 2.2, CCC-371/ORIGEN2.2，(2002).
（27）吉田至孝，入江隆，郡山民男，工藤清一，西村和哉，
シビアアクシデント時従業員被ばく線量評価手法の検討，日本原子力学会和文論文誌，
2[1]，pp.85-95，(2002)．
（28）恩田隆司，吉田至孝，工藤清一，西村和哉，シ

Hiroshima，(2001).
（36）原子力安全委員会，「原子力施設等の防災対策について」の改訂について，第 2 回原子力安全委
員会資料第 1-1 号，(2007).
（37）原子力安全委員会，原子力施設の防災対策について, 原子力安全委員会安全審査指針集，改訂 13 版, 大成出版，(2011).

ビアアクシデント時の発電所内線量評価手法の（38）吉田至孝，福島第一原子力発電所事故の推定解

改 良，INSS Journal, Vol. 10, pp. 241-249，

析原 子 力 学 会 2011 秋 の 大 会 予 稿 集，L12，(2003)．

(2011).

（29）恩田隆司，吉田至孝, 清水彰直, 坂本幸夫, シ（39）建部恭成，南則敏，吉田至孝，平成 21 年度福ビアアクシデント時原子力発電所内線量評価シ

井県原子力防災総合訓練のプラント事象進展シ

ステムの改良− IE 法によるビルドアップ係数のナリオ解析, INSS Journal, Vol.17, pp.308-316，

整備と QAD, G 33 両コードの深層透過問題への(2010).

対 応 −
, INSS Journal, Vol. 11, pp. 229-255，(2004).
（30）佐々木泰裕，南則敏，吉田至孝, シビアアク
シデント時原子力発電所内線量評価システムの（40）永井晴康，古野朗子，寺田宏明，梅山信昭，山澤弘実，茅野政道，SPEEDI による三宅島火山性 ガ ス の 大 気 拡 散 シ ミ ュ レ ー シ ョ ン，
JAERI-Research-2001-012，(2001).

改良−線量率換算係数の導入とアクセスルート（41）R. O. Gauntt, R. K. Cole, et al., MELCOR

編 集 機 能 の 追 加 −, INSS Journal, Vol. 13, pp.

Computer Code Manuals, NUREG/CR-6119，

296-302，(2006).

(2001).

（31）R. J. Hammersley, L. J. Godin-jacqmin, D.Leaver,（42）原子力安全基盤機構，東京電力株式会社福島第J. Li, R. Sher : Aerosol Deposition in Reactor

一原子力発電所の事故に係る 1 号機，2 号機及Containments; A Comparison of Nauahygrosび 3 号機の炉心の状態に関する評価報告書，

270

INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-19

JNES-RE-2011-0002，(2011).

で原子炉を冷却・減圧して，シール部からの漏洩を微少に抑制するか，あるいは原子炉圧力を安全弁の吹き

補足：加圧水型軽水炉の相違点

止まり圧力以下にして漏えいを停止させることにより安全性が確保できる．

東京電力福島第一原子力発電所は，フラスコ型格納

次に，万一炉心が損傷した場合を考えると，フラス容器を持つ沸騰水型軽水炉（BWR）であり，原子炉

コ型格納容器を持つ BWR では格納容器内での原子炉自動停止などの異常発生時においては原子炉が格納容

容器の設置位置が高く，東京電力福島第一原子力発電

器内に隔離されて，炉心の崩壊熱は格納容器内に放出

所事故においても原子炉容器を水に浸すことが困難でされる設計となっている．このため，原子炉が自動停あった．このため，1 号機では高温の溶融炉心から出止すると原子炉内で発生した蒸気は格納容器内の圧力る熱により格納容器内が高温となって配管貫通部など

抑制プールに放出されて凝縮される．圧力抑制プール

が熱的損傷を受けた可能性や，原子炉が高圧状態で破に蒸気を放出しつづけると水温が上昇して格納容器の損して炉心溶融物が飛散し，格納容器壁を損傷させる

圧力が上昇するため，残留熱除去系の熱交換器を通しなどの可能性が疑われる．PWR では原子炉容器は格て海水に熱を放出する仕組みとなっている．すなわ

納容器下部にあり，格納容器自体が大きな空間を持っち，異常発生時においては崩壊熱の逃がし場所としてているため，原子炉本体を水没させることが可能で，最終的に海水との熱交換機能が必須となっていたの

炉心溶融物は冷却されやすい構造となっている．さらで，津波により海水系統が失われると，格納容器の圧に，格納容器外部に消火水を用いたスプレイ装置が設力が上昇するため，放射性物質を含む蒸気を格納容器

置されているものや，格納容器内部に大型の空調冷却から放出（フェーズ I の格納容器ベントと呼ばれる）器を備えているものがあり，これに通水して格納容器

して，炉心崩壊熱を継続的に除去する手段を取る必要の冷却を行うなど，環境への放射性物質の放出を伴うがあった．今回の事故では，1〜3 号機ともに炉心損

格納容器ベントに頼らなくても放射性物質の閉じ込め

傷前（フェーズ I）の格納容器ベントに失敗し，炉心機能維持に十分な手段が準備されている．

損傷により放射性物質の大量放出を伴う炉心損傷後このように BWR と PWR とでは設計が異なること（フェーズ II）の格納容器ベントが試みられている．

から，東京電力福島第一原子力発電所の事故を受け，一方，大型格納容器を持つ加圧水型軽水炉（PWR）
では，原子炉自動停止などの異常発生時においては，
通常と同じく蒸気発生器を通して熱交換が行われ，放射性物質を含まない蒸気が大気中に放出される設計となっている．すなわち，異常発生時においては崩壊熱の逃がし場所として最終的に大気への蒸気放出が行われるため，津波により海水系統が失われても蒸気駆動のポンプで蒸気発生器に給水を継続することにより，格納容器内に熱が閉じこもることなく，原子炉を安定に冷却することができる．ここで間違えやすい点として，BWR では原子炉で蒸気を作るため，原子炉水位の低下に応じて水を補給する必要があり，東京電力福
島第一原子力発電所 1〜3 号機は最終的に海水注入を実施したが，PWR では原子炉は水で満たされており，崩壊熱による冷却水の蒸発もないので，原子炉に直接水を補給する必要は無く，蒸気発生器の 2 次側に水（海水も可）を補給して原子炉を冷却することにより事態を収束できるということを認識しておく必要がある．PWR では原子炉冷却材ポンプのシール部が熱的影響を受けて原子炉冷却水の漏れが発生することが考えられるが，そのような事態においても蒸気発生器

それぞれの特徴を踏まえた緊急安全対策が実施されている．