「東京電力福島第一原子力発電所事故の調査・分析に係る中間取りまとめ」～原子炉冷却のために機能すべき機器の動作について～

2021年12月８日
原子力規制委員会原子力規制庁
東京電力福島第一原子力発電所事故対策室
星 陽崇 上席技術研究調査官
木原昌二 室長補佐

はじめに• 本プレゼンテーション資料は、2019年9月に原子力規制委員会が再開した東京電力福島第一原子力発電所事故の調査・分析活動で得られた知見に、最近得た追加情報を加えて作成しています。
• 詳細な情報などは、
東京電力福島第一原子力発電所事故の調査・分析に係る中間取りまとめ（2021年3月5日）
https://www.nsr.go.jp/data/000345595.pdf
東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会（第７回～第２６回） 2021.12.8 現在
https://www.nsr.go.jp/disclosure/committee/yuushikisya/jiko_bunseki01/index.html

を参照して下さい。
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日本原子力学会 福島第一原子力発電所事故進展分析ワークショップへの説明（ⅰ） （第１回） 放射性物質の放出・漏えい経路（ⅱ） （第２回） 原子炉建屋における水素爆発（ⅲ） （第３回） 原子炉冷却のために機能すべき機器の動作の３議題を求められています。
本日は、（ⅰ）及び（ⅱ）の最新情報と（ⅲ）に関する部分について、説明させて頂きます。

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最新情報 【（ⅰ）関係】（ⅰ） （第１回）放射性物質の放出・漏えい経路のうち、２号機シールドプラグ関連の最新の調査実績【１１月３０日、１２月１日】

4東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会
第26回会合資料4-1 (December 2021, TEPCO)

5東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会
第26回会合資料4-1 (December 2021, TEPCO)

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（測定ポイント）検出器○測定結果（速報）

-2cm
-4cm
-6cm

約10cm

-8cm
-10cm※※穿孔作業影響により深さが10cmとは限らない。
（穿孔箇所底部に接地した際の最大深さ）（mSv/h）
1200
1000
800
600
400
2000↑
-2cm

↑
-4cm

↑
-6cm

↑
-8cm

測定値（No.12）
東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会
第26回会合追加説明資料 (December 2021, NRA)

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最新情報 【（ⅱ）関係】（ⅱ） （第２回） 原子炉建屋における水素爆発のうち、可燃性ガスの検討にかかる試験等【１０月１９日、１１月５日】

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○ケーブル加熱試験の概要
A

1F3号機で使用されているケーブル及び保温材の同材品及び類似品を東電が提供。
AB

B
CC

東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会
第22回会合資料5-1 (September 2021, TEPCO)
https://www.nsr.go.jp/data/000364992.pdf ,第23回会合資料5-2 (October 2021, TEPCO)
https://www.nsr.go.jp/data/000367851.pdf

原子炉圧力容器底部温度計のケーブル（PNケーブル）
再循環ポンプ用の動力ケーブ
ル（CVケーブル）
原子炉補機冷却水系配管の保温材

ACBAC

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○ケーブル加熱試験の概要

実験結果を共有

SampleProvided sample from TEPCOSTEP1 : TG-DTA-MS analysis
STEP2 : GC-MS analysis

TEPCO’s experiment

JAEA’s experiment

東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会 第23回会合資料5-2 (October 2021, TEPCO) https://www.nsr.go.jp/data/000367851.pdf

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○JAEAにおけるケーブル加熱試験の概要

示差熱分析（DTA）
熱重量測定（TG）
質量分析（MS）
ガスクロマトグラフ（GC）

東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会 第23回会合資料4-1 (October 2021, JAEA)https://www.nsr.go.jp/data/000367849.pdf

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○東京電力HDにおけるケーブル加熱試験の概要

東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会
第26回会合資料4-2 (December2021, TEPCO)

12

○東京電力HDにおけるケーブル加熱試験の概要

東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会
第26回会合資料4-2 (December2021, TEPCO)

13

○東京電力HDにおけるケーブル加熱試験の概要

東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会
第26回会合資料4-2 (December 2021, TEPCO)

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調査結果 【（ⅲ）関係】（ⅲ） （第３回） 原子炉冷却のために機能すべき機器の動作

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（ⅲ） （第３回） 原子炉冷却のために機能すべき機器の動作
これまでに調査対象としてきたもの（１）３号機主蒸気逃がし安全弁（SRV）逃がし弁機能の動作状況（２）３号機SRV安全弁機能の動作状況（３）３号機自動減圧系（ADS）の動作状況（４）３号機原子炉圧力及び原子炉格納容器内圧力の挙動

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（１）３号機SRV逃がし弁機能の動作状況①SRV逃がし弁機能の中途開閉状態②SRV逃がし弁機能の開信号解除の不成立③SRVの構造と窒素供給

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○３号機原子炉圧力の挙動

D

RCIC手動起動

逃がし弁機能による動作 16：03

CB

A
目安の補助線

A,Bは便宜上の時間区分

SRV逃がし弁機能の開信号解除の不成立
原子炉圧力がSRV逃がし弁機能の開信号を解除する圧力（約7.0MPa）を下回っても逃がし弁が閉じていない。

SRV逃がし弁機能が中途開閉状態
政府事故調報告書より抜粋して加筆（オレンジ色）

東電、未解明問題報告書（第5回）より抜粋

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○３号機SRV逃がし弁機能の作動［区間A］
全交流動力電源喪失（SBO）後は、アキュム
レータの窒素を消費すると、逃がし弁機能は動作不能になったと考えられる

A

政府事故調報告書より抜粋して加筆（オレンジ色）

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○３号機SRV逃がし弁機能の中途開閉状態［区間B］
開窒素ガスがシリンダに供給され、弁体が持ち上げられる

閉
シリンダから窒素ガスが排出され、弁体がバネで押し付けられる

中途開閉状態
窒素ガスがシリンダに不十分に供給され、弁体を上方へ押し上げる力がかかる。その後、シリンダから窒素ガスが排出されな
いと、弁体を上方へ押し上げる力がかかった状態が維持される。

シリンダ

弁体

N2排出

N2供給

蒸気

主蒸気管

N2が排出されずに残る

弁体

主蒸気管

蒸気

弁体

主蒸気管
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○主蒸気逃がし安全弁（SRV）の作動原理
逃がし弁機能安全弁機能

SRVの構造政府事故調報告書より抜粋

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○SRVへの窒素供給

ABDC

政府事故調報告書より抜粋

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○３号機SRV（C）逃がし弁機能の設計

C

逃がし弁機能原子炉圧力が設定値に達するとスイッチが「閉」し、設定値以下でスイッチが「開」される
原子炉圧力 7.15MPa 以下開逃がし弁機能C

リミットスイッチ「全開」／「全閉」

ADS信号

A
リモートコント
ロールスイッチB
リレーによりスイッチ閉

ランプ「点灯」／「消灯」

窒素供給配管の三方弁を励磁
逃がし弁「開」

原子力規制庁において、東京電力HDの提示資料を抜粋、一部加工

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長期間のSBOによる機器の不安定動作①SRVの不安定動作は、PCVの隔離機能による窒素供給系のアキュムレータの圧力が下がったことが原因と考えている。
②本件の問題は、３号機の原子炉圧力が下がった際に本来SRVの開信号が解除され、不安定動作も解消されるはずなのに不安定動作が継続していること、さらにその原因が原子炉設置者及びメーカーでも不明なことにあると考えている。
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（２）３号機SRV安全弁機能の動作状況①SRV安全弁機能の作動開始圧力の低下②安全弁バネの横弾性係数低下による影響

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○３号機SRV安全弁機能の作動開始圧力の低下［区間E］
逃がし弁機能窒素の供給がないため、安全弁機能で動作
3/13
9:08

3/13
5:50頃

3/13
4:30頃

SRV安全弁機能の作動開始圧力の低下

自動減圧系（ADS）の作動
D
SRV弁座からS/Cへの水素漏えい

GF

E逃がし弁機能により動作したと考えられていたが、安全弁機能により動作。
（SRV（弁体を押さえつけるバネ）の温度上昇による影響）

HPCI運転D,E,Fは便宜上の時間区分※約１５時間 記録停止

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○安全弁バネの横弾性係数低下による影響

弁メーカーのデータから規制庁において推計。
５０℃

３００℃

岡野バルブ製造株式会社より提供

安全弁のバネ温度変化による影響
横弾性係数はバネ荷重と比例関係にあることから、バネの温度が135℃程度※であれば安全弁の吹き出し設定圧力は2.7％程度低下することになり、吹き出し圧力は約0.2MPa程度低下する
福島第一原子力発電所３号機主蒸気逃がし安全弁の動作について，2020年11月27日 東京電力ホールディン
グス株式会社_東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会 第16回会合 資料４－２より抜粋、一部加工※東電第5回進捗報告では、3月13日9時10分頃の格納容器内（D/W内）温度を135℃と推定

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シビアアクシデント（SA）環境での機器の動作格納容器内の雰囲気温度の上昇により、機器の構造材（安全弁のバネ）の物性値が変化したことを示唆している。
環境条件により、設計時の機器の動作と異なる動作が生じる可能性がある。

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（３）３号機ADSの動作状況①ADSの作動ロジック②ADSの作動によるラプチャーディスク（RD）の破損

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自動減圧系（ADS）の動作を可能とする設計意図と異なる条件の成立○自動減圧系（ADS）の作動ロジック

水蒸気がS/Cへ移行↓
RPV圧力が低下↓
PCV圧力が上昇

ロジックの成立

G・S/C圧力の上昇による低圧注水系ポンプ（RHR
ポ ンプ ）の背圧上昇 を誤検知し、作動
東京電力、第5回未解明問題報告書より抜粋して加筆（オレンジ色）

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○自動減圧系（ADS）の作動によるラプチャーディスク（RD）の破損

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インターロックの解除による機器の使用①本件は、非常に特殊な状態になったときにその機器をどこまで使えるのか、使っていいのかというのが主たる論点。
例えば、ADSのように、通常時は有用なシステムであっても、いよいよ困った状態になってくると勝手に動かれると困るというものもある。（逆にインターロックによって、動かしたくても動かせない場合もある。）②インターロック問題については広い議論が必要と考えている。
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（４）３号機原子炉圧力及び原子炉格納容器内圧力の挙動①３号機のベント成功回数（２回）②原子炉圧力容器からの水素漏えい

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○３号機のベント成功回数（２回）

３号機においてベントが成功したのは最初の２回のみとする東京電力の見解は合理的であり、妥当と判断。
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○３号機原子炉格納容器の圧力挙動

炉心損傷による燃料ペレットからの水素、希ガス及びＣｓ化合物（気中に移行し易い核種）の漏えいは早期の同時放出ではなく、Ｃｓ化合物の選択的放出（Ｃｓが遅れて放出）の可能性がある。

PCV圧力の上昇に水素等が寄与（D/Wの圧力が高く、上昇速度大）35

○３号機原子炉圧力容器の圧力挙動等

原子炉圧力容器から原子炉格納容器へ水素が放出・漏えいしたか？
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原子炉圧力容器からの水素漏えい等の検討
３号機の原子炉圧力容器（RPV）及び原子炉格納容器（PCV）内の圧力挙動から、ベント前（３月１３日9:20頃）には、RPVからPCV内に水素が漏えいしていたと考えられる。

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おわりに
• 東京電力福島第一原子力発電所事故の解明は、基本的原因やプロセスが判明したことで完了するものではありません。
• これからも貪欲にデータを集め、新たな知見の獲得に取り組んでいくことが原子力に携わる者の責務と考えています。

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