「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」
概要

2021年9月21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

１．『中間取りまとめ』の検討の経緯
東京電力福島第一原子力発電所事故に関しては、国会に設置された東京電力福島原子力発電所事故調査委員会の報告書で未解明問題として規制機関に対し実証的な調査が求められた事項を対象に、原子力規制委員会が検討を進め、2014年10月にその見解を報告書に取りまとめた。
その後、東京電力ホールディングス株式会社（以下「東京電力」という。）福島第一原子力発電所の現場の環境改善や廃炉作業の進捗により、原子炉建屋内部等へのアクセス性が向上し、施設の状態確認や試料の採取が可能な範囲が増えていることを踏まえ、2019年9月11日の原子力規制委員会において、追加的な調査・分析に取り組む方針が了承された。これを受けて、原子力規制委員会に置かれた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（以下「事故分析検討会」という。）において、現地調査の結果や東京電力福島第一原子力発電所事故時の記録等を用いた検討を行ってきた。
2021年3月5日に技術的な内容の具体的検討を行った結果等を、事故分析検討会として取りまとめた（以下「中間取りまとめ」という。）。

２．『中間取りまとめ』の位置付け
本中間取りまとめは、東京電力福島第一原子力発電所事故に関して、これまでに十分に知見が得られていない事項の全てを対象として網羅的に検討を行ったものではなく、2019～2020年に原子力規制庁が行った調査・分析に基づいて検討を行った結果を、その時点での理解・認識として記述している。
東京電力福島第一原子力発電所事故の調査・分析については、原子力規制庁において、引き続き調査・分析を継続する。
2

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～2019年9月から2021年3月までの検討～

2021 年3 月5 日
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１章 原子炉格納容器からの放射性物質等の放出又は漏えい経路・箇所に関する検討
１． １～４号機SGTS配管系の汚染状況とその形成メカニズム
２． １～３号機オペレーティングフロア及びシールドプラグ付近の放射線量と２，３号機シールドプラグ下面における大量のセシウムの存在
第２章 原子炉建屋における水素爆発の詳細分析
１． ３号機の水素爆発の詳細な状況
第３章 原子炉冷却のために機能すべき機器の動作状況に関する検討
１． 津波襲来から３号機のベント時点までの原子炉圧力容器の圧力挙動からみた機器の状況
２． ３号機のベント以降の原子炉格納容器内の圧力変動からみた機器の状況

3

第１章 原子炉格納容器からの放射性物質等の放出又は漏えい経路・箇所に関する検討
１． １～４号機非常用ガス処理系（SGTS）配管系の汚染状況とその形成メカニズム

SGTS配管系における汚染状況

p.5

２号機の耐圧強化ベント

p.6

耐圧強化ベントの設計

p.9

排気筒の設計p.12

SGTS配管の汚染状況

p.18

SGTSフィルタの汚染状況

p.21

真空破壊弁

p.23

SGTS配管系における汚染状況の比較

p.26
45

○２号機耐圧強化ベントラインのラプチャーディスク
線量率測定

２号機のラプチャーディスクの線量率測定①バックグランド（B.G.）よりも低い線量率②３号機に比べて２桁低い線量率
２号機のラプチャーディスクは作動していない。

２号機３号機6

○２号機耐圧強化ベント時の圧力挙動

D/W圧力、S/C圧力がラプチャーディスクの作動圧力（0.53MPa）に達していない。

ラプチャーディスクの作動圧力［0.53MPa］

7

○２号機の耐圧強化ベントに係る論点

1-1) 2号機耐圧強化ベントは、ベントラインの系統構成は完了していたが、ラプチャーディスクの作動圧力（528kPa[abs](原子炉格納容器の設計圧力の1.1倍)）に到達せず、ベントは成功しなかった。

中間取りまとめにおける視点
２号機及び３号機の事象進展（PCVの設計圧力未満が継続）では、過圧破損対策となる耐圧強化ベントは有効に動作しなかった。
格納容器破損防止対策の有効性評価（格納容器破損モードと対策等）における知見となるのではないか。
8

○耐圧強化ベント等の系統構成概要

系統を隔離する弁Fail-open設計（耐圧強化ベント時には当該弁を閉止し実施する運用）

１／２号機
共用排気筒

9
換気空調系（DB）
非常用ガス処理系（DB）
耐圧強化ベントシステム（AM）

D/W：ドライウェル
S/C：サプレッションチェンバ
AO弁：空気作動弁
MO弁：電動駆動弁

RD：ラプチャーディスク
GD：グラビティダンパ
SGTS：非常用ガス処理系

9

○耐圧強化ベントによる汚染状況の検討
原子炉格納容器からの漏えい

水素等

排気筒頂部からベントガス放出

２号機SGTS配管系への流入（他号機への流入） 水素等

原子炉格納容器からの漏えい

自号機SGTS配管系への逆流（自号機逆流）

B系
A系

ベント配管
（耐圧強化ベントライン）
溶融炉心

原子炉格納容器内
高いCs濃度

耐圧強化ベントによるベントガスの流れ
ベントガスの逆流及び流入
原子炉格納容器からの漏えい

B系

1／2号機
共用排気筒

１号機のベントガス

A系

ベント配管
（耐圧強化ベントライン）

D/W：ドライウェル
S/C：サプレッションチェンバ
AO弁：空気作動弁
MO弁：電動駆動弁

RD：ラプチャーディスク
GD：グラビティダンパ
SGTS：非常用ガス処理系

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○耐圧強化ベントの設計に係る論点
1-2) 耐圧強化ベントラインの非常用ガス処理系配管への接続により、自号機非常用ガス処理系及び原子炉建屋内へのベントガスの逆流、汚染及び水素流入による原子炉建屋の破損リスクの拡大が生じた。
・設計基準事故対処設備（DB）設備にアクシデントマネジメント（AM）対策設備を接続していた・事故時に2つの系統を隔離する弁がfail-open設計となっていた

中間取りまとめにおける視点
設計基準事故又は重大事故等における隔離弁の設計（fail-openやfail-close等）に対する知見となるのではないか。
安全上の重要度の異なる系統又は機能の異なる系統を接続することに対する知見となるのではないか。
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排気筒内部の配管構造が異なることを確認○共用排気筒の構造（航空写真）

排気筒頂部
（拡大）
2011/3/18 17：08 防衛省撮影（１，２号機）

１／２号機（排気筒頂部までの排気配管の有無）。

排気筒頂部（拡大）2011/3/18 17：08 防衛省撮影（３，４号機）

３／４号機

12

○１／２号機共用排気筒内部の状況

排気筒内部にSGTSの排気配管はない。

１／２号機SGTS配管撤去に向けた現場調査の実施状況について（2020年6月15日東京電力HD株式会社）より抜粋、一部加工

13水平配管部等では配管下部の○１／２号機共用排気筒下部の汚染状況（ガンマカメラ）汚染の程度が高い。

平成31年3月29日原子力規制庁撮影

1/2号機共用排気筒の下部排気筒下部の汚染の程度が高いことを確認。

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○１／２号機共用排気筒下部の汚染状況（線量率測定）
排気筒下部の汚染の程度が高いことを確認。

排気筒外部

１／２号機SGTS配管撤去に向けた現場調査の実施状況について（2020年6月15日東京電力HD株式会社）より抜粋

排気筒内部

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○１／２号機共用排気筒の汚染状況（線量率測定）
0.03 ~ 0.05 mSv/h

１／２号機共用排気筒は、排気筒上部▼GL +120m

0.04 mSv/hに比べて、下部の汚染の程度が高い。
0.04 ~ 0.20 mSv/h▼GL +59m

共用排気筒内部
820 mSv/h345 mSv/h

Unit 1
SGTS piping
4200 mSv/h

１／２号機共用排気筒

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○排気筒の設計に係る論点

1-3) 1/2号機共用排気筒の内部に排気筒頂部までの排気配管がなく、排気筒内にベントガスが滞留、排気筒下部の高い汚染の原因となった。

中間取りまとめにおける視点
小口径のSGTS配管（外径16インチ）から大口径の排気筒（直径3.2m）へ流路径が急拡大し、また、ベントガスに含まれる水蒸気の影響によって、排気筒内でエアロゾル等の滞留や沈降が生じたと推定。
ベント時の排気経路、ベントガスの組成、挙動等に関する知見の拡充になるのではないか。

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２号機側SGTS配管が１号機側SGTS配管よりも汚染の程度が高い。

18

２号機耐圧強化ベントは成功しておらず、１号機の耐圧強化ベント時のベントガスが流入してきたと考えられる。

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○SGTS配管の汚染状況に係る論点

1-5) ベントに成功していない2号機のSGTS配管系の方がベントに成功した1号機のSGTS配管系よりも汚染の程度が高く、この観測された配管系の汚染状況を発生させたメカニズムの更なる検討が必要。

中間取りまとめにおける視点
ベント時の配管内のベントガスの挙動、及び配管内のCs-137の付着、沈着に関する知見の拡充になるのではないか。

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○非常用ガス処理系（SGTS）フィルタトレインの汚染状況

SGTSフィルタトレインの線量率測定①スタック側（排気筒側）の線量率が高い

１号機
SGTS原子炉建屋側近傍 5Sv/h以上

排気筒側から放射性物質を含むベントガスが流れ込んだと推定（ベントガスの逆流）■東電による測定（平成23年8月2日） ※現在の線量率は減衰して半分以下になっている可能性が高い。
（SGTSトレイン付近を測定）
２号機SGTS A系

２号機■原子力規制庁による測定※（令和元年８月２日）※ガンマカメラ測定によるCs-137放射能からの推定

３号機■原子力規制庁による測定（令和元年６月２０日）

４号機■原子力規制庁による測定（平成２５年８月７日）

数値は線量当量率（ Sv/h ）を表す

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○SGTSフィルタの汚染状況に係る論点1-7) SGTSフィルタの汚染状況から、1号機及び3号機のいずれにおいても、自号機への相当量のベントガスの逆流があったと判断する。

中間取りまとめにおける視点
ベント時の配管内のベントガスの挙動、及び配管内のCs-137の付着、沈着に関する知見の拡充になるのではないか。
ベントガスの流路となる配管ルートや隔離弁、グラビティダンパ等の影響、効果に対する知見の拡充になるのではないか。
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○真空破壊弁の故障によるスクラビング・バイパス

１号機の真空破壊弁の模式図研究開発「格納容器漏えい箇所特定技術・補修技術の開発」にて開発中のＳ／Ｃ（圧力抑制室）上部調査装置の実証試験における１号機Ｓ／Ｃ上部調査結果（続報）およびトーラス室壁面調査結果について（2014年6月27日東京電力株式会社）より抜粋

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○福島第二１号機で確認された真空破壊弁のシートガスケットの外れ
2F1号機

格納容器圧力(参考)（参考） 東京電力株式会社、福島第二原子力発電所 原子炉格納容器内の目視点検結果、平成２４年３月２日、http://www.tepco.co.jp/nu/fukushimanp/images/handouts_120302_04-j.pdf#page=3

W/W圧力がD/W圧力よりも高い値で推移している。
真空破壊弁が作動することでW/W圧力とD/W圧力は均圧化されるが、圧力差が解消されずに維持されている。
真空破壊弁が開いた状態が長時間継続し、シートガスケットが外れた可能性がある。
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○真空破壊弁に係る論点

1-4) サプレッションチェンバ・スクラビングにおいて、炉心溶融後のベント時には真空破壊弁の故障によりドライウェル中の気体がスクラビングを経由せずに原子炉格納容器外に放出される可能性がある。

中間取りまとめにおける視点
真空破壊弁の故障によるスクラビング・バイパス・シナリオの可能性については、BWR の確率論的リスク評価（PRA）手法の改善等の観点から、今後も検討すべき項目と考えられる。

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○1号機及び3号機のSGTS配管系の汚染状況の比較

26

○SGTS配管系における汚染状況の比較に係る論点

1-6) 1/2号機SGTS配管系と3/4号機配管系の汚染の程度の差については、ベント実施時点の原子炉格納容器内部のCs濃度が、原子炉圧力容器の破損により1号機の方が3号機よりも大幅に高かったことが主要因と判断する。

中間取りまとめにおける視点
1 号機ではベント時には原子炉圧力容器下部に大きな破損が生じていたと想定されるが、3 号機では1回目のベント時には原子炉圧力容器の大きな破損には至っていなかったと推定。
炉心損傷を伴う事象進展とベントによる放射性物質の放出に関する知見の拡充になるのではないか。

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【参考】

○耐圧強化ベントシステムの概要図
D/W：ドライウェル
S/C：サプレッションチェンバ
AO弁：空気作動弁
MO弁：電動駆動弁

原子炉格納容器設計圧力
1号機：約530kPa[abs]
2号機：約480kPa[abs]
3号機：約480kPa[abs]
4号機：約480kPa[abs]RD：ラプチャーディスク
GD：グラビティダンパ
SGTS：非常用ガス処理系

原子炉建屋①手動開操作：福島原子力事故調査報告書添付資料（平成24年6月20日東京電力）より引用②RD作動状態：現地調査等より推定③排気筒の内部構造：設計資料及び現地調査により確認

排気筒

隣接他号機へ共用排気筒排気筒を号機間で共用。
1/2号機共用排気筒（1号機及び2号機）
3/4号機共用排気筒（3号機及び4号機）
耐圧強化ベントシステム（SGTS配管系）
も各号機間で配管を一部共用。

タービン建屋（換気空調機械室）②RD作動状態
1,3号機：開2,4号機：閉

AO弁

RD
RD作動圧
GD
1号機：
549kPa[abs]
4号機は2号機：GD無し
SGTS
528kPa[abs]フィルタ等 3号機：528kPa[abs]4号機：528kPa[abs]FAIL OPEN

逃し安全弁（ADS)①手動開操作
1号機：25%開2号機：25%開3号機：15%開圧力容器③排気筒の内部構造
1/2号機：排気筒頂部までの排気配管無し
3/4号機：排気筒頂部までの排気配管有り原子炉格納容器

AO弁

MO弁
D/W
AO弁
S/C

ベント管

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第１章 原子炉格納容器からの放射性物質等の放出又は漏えい経路・箇所に関する検討
２． １～３号機オペレーティングフロア及びシールドプラグ付近の放射線量と２，３号機シールドプラグ下面における大量のセシウムの存在

シールドプラグの汚染状況

p.30

２号機シールドプラグの汚染状況

p.34

３号機シールドプラグの汚染状況

p.42

１号機シールドプラグの汚染状況

p.49

原子炉格納容器からの漏えい経路

p.53
29

背景：これまで規制庁では、１F施設構内における放射線源に関する調査を実施してきた。その中で、1-3号機に共通する高い放射線源として、各原子炉建屋5階オペレーティングフロアの原子炉格納容器上部に設置されているシールドプラグがある。これは水素爆発の有無に関わらず、線量は高く、高レベルの汚染がシールドプラグ裏面に存在しうると推測される。
以下に、各号機の汚染状況を整理した。各号機は、水素爆発の影響の有無、原子炉建屋の損壊状況がそれぞれ異なるため、使用できる検出器も周辺の線量率や空間等の環境に合わせて選択している。
1号機

2号機

3号機

4号機
各号機共通

2011年3月20日 午前9:30 航空自衛隊撮影30

〇１－３号機 原子炉建屋5階オペレーションフロアの環境の相違に応じた測定方法の選択について

2017年3月30日廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議「1号機オペレーティングフロア調査結果（中間）について」

対象号機
シールドプラグの状態
5階天井、壁、柱などの破損
5階天井、壁、柱の汚染

シールドプラグ表面汚染の有無

表面汚染レベル(線量のみ)
高線量瓦礫の有無
選択した測定方法
測定による汚染レベルの推定値

2018.11.6東京電力ホールディングス株式会社撮影

1号機
3層とも大きなズレ
1層目に変形あり
大規模に破損
汚染あり
測定への影響度不明

2号機
外観上の大きなズレや損傷なし
ブローアウトパネルの脱落程度
ほぼ一様に汚染有り
測定に影響は小さい有り
除染実績なし有り
除染実績あり880mSv/h⇒140mSv/h(プラグ中心1．5m高さ)

平均150mSv/h(表面)平均100mSv/h(1.2m高さ)有り
除染なし

平均114mSv/h(1．5m高さ)

3号機
第1層に破損
中央部に30ｃｍ陥没
大規模に破損
汚染あり
測定への影響度小有り
除染実績あり表層5mm程度はつり800mSv/h⇒200mSv/h（プラグ中心5m高さ）
平均50mSv/h（0.5m高さ）
平均200mSv/h（5m高さ）有り
片付け進行中ほぼ無し

ＧＭ計数管(東京電力)

・鉛遮へい付きＡＰＤ
・ガンマカメラ

鉛コリメータ付き
半導体検出器

0.1PBq

70PBq
40PBq

30PBq

31

○１～３号機シールドプラグの汚染量の検討

32

2号機シールドプラグにおける汚染状況

33

○２号機原子炉建屋５階オペレーティングフロアの調査

シールドプラグ

15.2m
原子力規制庁及び東京電力
において、２号機原子炉建屋5階の汚染状況の調査（汚染密度測定・線量率遠隔測定）を実施。（2020年1月30日）
2018.11.6東京電力ホールディングス株式会社撮影

５階（平面図）原子力規制庁の測定機器（ガンマカメラ）を用いた汚染密度測定
Cs-137の放射線エネ
ルギー（0.662MeV）
を測定

原子炉建屋
（断面図）

ピンホール型ガンマカメラ
日立製（HDG-E1500）

34

○２号機シールドプラグの汚染状況
ガンマカメラ及び線量率測定等からシールドプラグの頂部カバーの下面に大量の放射性物質が存在する可能性。

ガンマカメラ
画像を処理
ガンマカメラの画像

シールドプラグ（平面構造）

35

〇計測器の概要
放射線の影響２号機原子炉建屋5階のオペ
レーティングフロアは、天井、壁、床からの放射線の影響が大きい。

第１図 ２号機オペフロの表面 γ 線線量当量率測定に使用された線量計１）

遮へい鉛付きの検出器を用いることで、遠方の強力な線源をさけ、かつ限定した範囲を測定可能
参考文献
1) 東京電力ホールディングス株式会社、“2号機原子炉建屋オペフロの放射線等調査結果について～残置物移動・片付後～”、2019年2月28日、特定原子力施設監視・評価検討会（第７１回）資料２．
https://www.nsr.go.jp/data/000270450.pdf
36

〇測定結果床からの距離を一定として測定

床面上
シールドプラグ上
γ線線量当量率 ＜ γ線線量当量率

東電による表面 γ 線線量当量率の測定結果

37

〇測定結果からの推計① シールドプラグ以外の場所の床面測定結果（0.1～数mSv/h）から、床面表面からの寄与を1 mSv/hと仮定。
②①①② シールドプラグ頂部カバーと中間カバー隙間の汚染（線源）からの寄与は、6～11 mSv/hとなり、その汚染密度（Bq/cm2）を推定。

頂部カバー③シールドプラグ（60cm厚）③ Cs137の汚染密度が一様な面線源を想定

中間カバー
底部カバー

半径6 m のシールドプラグの隙間全体に、平均の密度で一様にCs-137があるとすると、総量で20～40 PBqとなる。

38

○２号機シールドプラグの既存穿孔箇所を用いた調査※ 【2021年9月9日実施】【参考】（※原子力規制庁及び東京電力ホールディングス 協働調査、高エネルギー加速器研究機構 技術支援）

2021年 8月 5日撮影

調査方法
放射線測定器をKobraで把持し、穿孔箇所へ挿入する。
PackBotは、穿孔箇所へのアクセス状態の確認及び挿入作業状態を監視し、遠隔作業をサポートする。

39

【参考】

○２号機シールドプラグの既存穿孔箇所を用いた調査

Kobraによる測定状況

2021年8月26日原子力規制庁撮影

既存穿孔の状況（中央の穴）
線量計（PM1703MO-1）

既存穿孔内に小礫を確認

調査用治具の目盛りから挿入深さを確認
2021年8月5日原子力規制庁撮影

高線量計（AT2533）による線量率測定
40

【参考】

〇測定結果（AT2533データロガー）
2021年8月26日測定

データロガーは1分間の平均線量当量率を記録している。
東側及び中央の2箇所では各5分間測定している。
それ以外の箇所では、データ読み取り時間が短いので移動時や他の高さの情報を含んでいる。

中央と東側の穴の測定結果から、シールドプラグ（頂部カバー）下面の汚染は「一様」ではなく、「ばらつき」がある。
CS-137放射能の総量把握には、測定箇所を増やし、汚染密度のばらつきに関する情報が必要。

41

3号機シールドプラグにおける汚染状況

42

３号機原子炉建屋５階

2014/12/8 東電クレーンカメラ

43

〇スペクトル測定器の概要
クレーンで吊り上げて測定

放射線検出器鉄（2cm厚）鉛（30cm×30cm×17.5cm高）

タブレット
PC

コリメータ（8mmφ）
下方からきたγ線のみのスペクトルを測定可能

バッテリー
及びUSBハブ

放射線検出器重量：約300kg（検出部：1×1×1cm3 CdZnTe半導体）

44

〇スペクトル測定箇所（測定日：平成27年11月19日）
N㉒⑭⑨㉑⑩ ⑤⑧⑲②㉔①㉓④⑥③ ⑪⑨②⑥⑤㉔ ① ㉓③⑧④⑦⑮⑫⑬⑩⑪⑦⑱⑯⑳

シールドプラグの拡大図⑰

星印（赤）は、測定箇所（24ヶ所）を示す。

オペフロ上の様々な地点（原子炉ウェル上、鉄遮蔽上、崩落箇所、使用済燃料プール上、ライニング施行箇所等）において測定（24箇所）。
放射線検出器がオペフロ上の約50cmとなる高さになるよう設定。
特に、高濃度汚染が想定される原子炉直上のシールドプラグについては、プラグ中央部、継目付近など複数の箇所を選択し重点的に測定。

45106① シールドプラグ中央② 中央プラグ東側⑥ 右プラグ東側（瓦礫あり）⑩ プラグ北端継目上㉔ 中央プラグ北側継目上㉑ D/Sプール鉄遮蔽上部⑬ 使用済燃料プール上

Counts / MeV / s

105
104
103

N

〇測定結果

⑩プラグ北端継目上

102
101
100
00.5

1Pulse height [MeV]㉑D/Sプール鉄遮蔽体*上部 ⑬使用済燃料プール上*15cm厚1.5

2⑥右プラグ東側（表面に瓦礫あり）②中央プラグ東側①シールドプラグ中央

46

〇測定結果からの推計
Point

Peak count rates (cps)Concentration (Bq/cm2)

No. 1

32.8

5.6E+10

No. 2

7.19

1.2E+10

No. 3

23.4

4.0E+10No.4

4.72

8.0E+09

No. 5

8.67

1.5E+10Aberage

2.6E+10

No.1からNo.5までの汚染密度の平均値を用いている測定を行ったシールドプラグ
上の測定箇所

頂部カバー

シールドプラグ（60cm厚）
Cs137の汚染密度が一様な面線源を想定

中間カバー
底部カバー

半径6 m のシールドプラグの隙間全体に、平均の密度で一様にCs-137があるとすると、総量で約 30 PBqとなる。

47

○シールドプラグの汚染状況に係る論点

2-1) 2,3号機シールドプラグ下面において、大量のセシウムの存在の可能性（数十PBq）がある。

中間取りまとめにおける視点
シールドプラグ下面の大量のセシウムの存在は、安全面及び廃炉作業面において非常に重要な意味を持つ。
福島第一原子力発電所事故時に環境中（大気中）に放出されたセシウム量（15PBq程度）が、チェルノブイル原子力発電所事故（1986 年）時に環境中（大気中）に放出されたセシウム量（85PBq 程度）と比較して少なかったことの主要な説明の1 つになると考えられる。
調査・分析結果のクロスチェック、シールドプラグの2層目以降（中間カバー、底部カバー）に存在するセシウム量の把握に引き続き取り組む。

48

1号機シールドプラグにおける汚染状況

49

〇１号機シールドプラグの状態

50

〇測定結果等

シールドプラグ間に沈着したCs-137としては、両面を考慮する必要があるので、大凡1.3 x 108 Bq/cm2程度の汚染密度、総量では、約0.16 PBqであると推定。

51

○１号機シールドプラグの汚染状況に係る論点

2-2）1号機シールドプラグは元々の位置から大きくずれている。ずれた時期及び要因については更なる検討が必要。
2-3) 1号機シールドプラグのずれ及び汚染状況から、Csの放出時期は水素爆発よりも後であった可能性がある。敷
地外のモニタリングポストの記録との関連性を含めて更なる検討が必要。

中間取りまとめにおける視点
1 号機のシールドプラグの状況からは、水素爆発以前に原子炉格納容器のトップヘッドフランジ部分から大量のCs が原子炉ウェルに放出されたとは考えにくく、Cs の原子炉格納容器外への主たる放出時期は水素爆発よりも後であった可能性が考えられる。この場合、希ガスや水素が原子炉格納容器外または環境中へ放出されるのに遅れて、Cs が放出される可能性があることを意味する。
Csの放出挙動に関する知見となるものであり、更なる検討が必要。

52

○２号機シールドプラグ下部の原子炉ウェルの状況

2021年5月18日 TEPCO

53

○２号機シールドプラグ下部の原子炉ウェルの状況

2021年5月18日 TEPCO

54

○２号機シールドプラグ下部の原子炉ウェルの状況

2021年6月7日 TEPCO

55

○リアクターキャビティ４号機差圧調整ダクトの状況

リミットスイッチ部の拡大

４階
写真は、2021年7月20日
原子力規制庁撮影

原子炉ウェルの排気を行う配管（リアクターキャビティ差圧調整ダクト）
及び空気作動弁

図面は東京電力資料及び政府事故調報告書より抜粋一部加工

弁体駆動部の拡大
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○リアクターキャビティ差圧調整ダクトの比較（２号機及び４号機）

リミットスイッチ部の拡大
リミットスイッチの位置：下側

リミットスイッチ部の拡大
リミットスイッチの位置：上側2021年5月20、24日の東京電力の調査において、当該弁が「開」状態を確認。

２号機の「開」状態の弁とは位置が180°異なる。

写真は、2020年10月8日
原子力規制庁撮影

写真は、2021年7月20日
原子力規制庁撮影

２号機

４号機

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○原子炉格納容器からの漏えい経路に係る論点

2-4) 原子炉ウェルから原子炉建屋4階に通じるリアクターキャビティ差圧調整ダクトにおいて、2号機の同系統の空気作動弁は手動による「開」状態が確認されており、原子炉格納容器上蓋フランジ部等からの水素及び放射性物質等の漏えい経路となった可能性がある。

中間取りまとめにおける視点
原子炉格納容器からの漏えいによる原子炉建屋内の汚染及び水素拡散・滞留の重要な経路となるものであり、放射性物質及び水素等の漏えい経路に関する知見の拡充になるのではないか。

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おわりに
• 今般の調査・分析の結果などから、さらに検討を要する事項も多く、本中間取りまとめを踏まえた調査・分析及びその結果に基づく検討を継続することが必要。
• 本中間取りまとめに示した検討結果については、その内容に応じて得られた知見について、現在の安全規制とどのように関連しているかを精査する必要があり、今後、適切な検討の場を活用して対応していく。
• 今回の調査・分析の結果、SGTS配管系で高い線量率を示す箇所、シールドプラグ下面における大量のCs-137の存在の可能性などが確認されており、今後の廃炉作業の計画や発生する放射性廃棄物の管理といった観点から、対処方法の慎重な検討と困難を伴う取り組みへの的確な対応が求められる。
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