中間報告（本文編） 正p40 誤

誤表

p40 正

30km 圏30km 圏20km 圏20km 圏

福島第一原子力発電所

福島第一原子力発電所

単位：mSv

単位：mSv※平成 23 年 11 月 11 日 24:00 までの実測値を用いて作成※平成 23 年 11 月 11 日 24:00 までの実測値を用いて作成

図Ⅱ－4 積算線量推定マップ（平成 23 年 11 月 11 日までの積算線量）

図Ⅱ－4 積算線量推定マップ（平成 23 年 11 月 11 日までの積算線量）

文部科学省「放射線量等分布マップについて」を基に作成

文部科学省「放射線量等分布マップについて」を基に作成

背景地図：電子国土－40－

背景地図：電子国土－40－

p41 誤

p41 正

30km 圏30km 圏20km 圏20km 圏

福島第一原子力発電所

福島第一原子力発電所

単位：mSv

単位：mSv※平成 23 年 11 月 11 日 24:00 までの実測値を用いて作成※平成 23 年 11 月 11 日 24:00 までの実測値を用いて作成

図Ⅱ－5 積算線量推定マップ（平成 24 年 3 月 11 日までの積算線量）

図Ⅱ－5 積算線量推定マップ（平成 24 年 3 月 11 日までの積算線量）

文部科学省「放射線量等分布マップについて」を基に作成

文部科学省「放射線量等分布マップについて」を基に作成－41－

背景地図：電子国土－41－

背景地図：電子国土p342 誤p342 正図Ⅴ－1 循環注水冷却の系統概要図（8 月 19 日以降）（東京電力作成資料を基に作成）
貯水タンク
（淡水）

貯水タンク
（濃縮塩水）

図Ⅴ－1 循環注水冷却の系統概要図（8 月 19 日以降）（東京電力作成資料を基に作成）
貯水タンク
（淡水）

貯水タンク

貯水タンク
（濃縮塩水）

貯水タンク
塩分処理装置塩分処理装置原子炉建屋

プロセス主建屋

格納容器

KURION 社製SARRY

タービン建屋
圧力容器
復水器

プロセス主建屋

格納容器

AREVA 社製

油分分
離装
置

KURION 社製

処理後の高濃度放射性廃棄物

復水器

油分分
離装
置

放射性物質処理装置

高温焼却炉
建屋

処理後の高濃度放射性廃棄物

SARRY

タービン建屋
圧力容器

原子炉建屋

放射性物質処理装置

高温焼却炉
建屋

AREVA 社製

（３）原子炉格納容器の冠水に係る経緯（３）原子炉格納容器の冠水に係る経緯
東京電力は、工程表（4 月 17 日公表版）において、原子炉を安定的に冷却するた

東京電力は、工程表（4 月 17 日公表版）において、原子炉を安定的に冷却するための対策として、ステップ 1 において 1 号機及び 3 号機の原子炉格納容器を燃料域めの対策として、ステップ 1 において 1 号機及び 3 号機の原子炉格納容器を燃料域上部まで水で満たす（以下「冠水」という。）とともに、循環注水冷却を検討・実上部まで水で満たす（以下「冠水」という。）とともに、循環注水冷却を検討・実施することとした。一方、2 号機は原子炉格納容器からの漏えいが多く、損傷が大施することとした。一方、2 号機は原子炉格納容器からの漏えいが多く、損傷が大きいと判断し、損傷箇所の密閉策を継続して検討・実施し、損傷個所密閉後に 1 号きいと判断し、損傷箇所の密閉策を継続して検討・実施し、損傷個所密閉後に 1 号機及び 3 号機と同様に冠水及び循環注水冷却を実施することとした。

機及び 3 号機と同様に冠水及び循環注水冷却を実施することとした。

5 月 5 日、東京電力は、1 号機への冠水の実施に先立ち、保安院に対し、冠水の5 月 5 日、東京電力は、1 号機への冠水の実施に先立ち、保安院に対し、冠水の実施により、注水が停止した場合にも燃料の温度上昇までの時間的余裕が得られる

実施により、注水が停止した場合にも燃料の温度上昇までの時間的余裕が得られる

こと、原子炉格納容器からの漏水量が増加しても環境中へ流出するおそれはないここと、原子炉格納容器からの漏水量が増加しても環境中へ流出するおそれはないことなど冠水の方法や評価等を記した「福島第一原子力発電所第 1 号機における燃料となど冠水の方法や評価等を記した「福島第一原子力発電所第 1 号機における燃料域上部まで原子炉格納容器を水で満たす措置の実施に係る報告書」を提出した。同域上部まで原子炉格納容器を水で満たす措置の実施に係る報告書」を提出した。同日、保安院は、提出された報告について、必要な措置であると評価し、その旨を東日、保安院は、提出された報告について、必要な措置であると評価し、その旨を東京電力に伝えた。

京電力に伝えた。

東京電力は、5 月 6 日から 1 号機原子炉への注水量を増やし、原子炉格納容器内東京電力は、5 月 6 日から 1 号機原子炉への注水量を増やし、原子炉格納容器内の圧力変化から水位を計算し、原子炉格納容器の損傷具合を推定した結果、原子炉の圧力変化から水位を計算し、原子炉格納容器の損傷具合を推定した結果、原子炉格納容器に漏えい孔が存在し、冠水のための注水を継続すると、漏えい量が増加す

格納容器に漏えい孔が存在し、冠水のための注水を継続すると、漏えい量が増加すると認められた。また、T/B の高濃度汚染水は R/B 由来であると認められたため、ると認められた。また、T/B の高濃度汚染水は R/B 由来であると認められたため、－342－－342－

p371 誤p371 正レート内にずらした想定敷地下方の地震を、④震源を特定せず策定する地震動としレート内にずらした想定敷地下方の地震を、④震源を特定せず策定する地震動としては詳細な地質学的調査によっても震源位置と地震規模をあらかじめ特定できないては詳細な地質学的調査によっても震源位置と地震規模をあらかじめ特定できない地震をそれぞれ選定した（図Ⅵ－4 及びⅥ－5）。そして、これらの地震による基準地震をそれぞれ選定した（図Ⅵ－4 及びⅥ－5）。そして、これらの地震による基準

地震動 Ss については、①基準地震動 Ss-1（内陸地殻内の地震・プレート間地震の地震動 Ss については、①基準地震動 Ss-1（内陸地殻内の地震・プレート間地震の評価結果を上回るように設定）：最大加速度 450 ガル、②基準地震動 Ss-2（海洋プ評価結果を上回るように設定）：最大加速度 450 ガル、②基準地震動 Ss-2（海洋プレート内地震の評価結果を上回るように設定）：最大加速度 600 ガル、③基準地震

レート内地震の評価結果を上回るように設定）：最大加速度 600 ガル、③基準地震

動 Ss-3（震源を特定せず策定する地震動）：最大加速度 450 ガルと算出した。

動 Ss-3（震源を特定せず策定する地震動）：最大加速度 450 ガルと算出した。

双葉断層による地震（内陸地殻内地震、M7.4）

塩屋崎沖の地震③（1938/11/5, M7.3）
福島第一原子力発電所
福島第二原子力発電所

塩屋崎沖の地震②（1938年福島東方沖地震
1938/11/5, M7.5）
仮想塩屋崎沖の地震（プレート間地震、塩屋崎沖の地震①・②・③が連動 M7.9）

想定敷地下方の地震（海洋プレート内地震、M7.1）
塩屋崎沖の地震①（1938/5/23, M7.0）

図Ⅵ－4 日本列島とその周辺で発生する地震のタイプ（出典）社団法人日本電気協会原子力規格委員会「原子力発電所耐震設計技術指針（JEAG4601-2008）」（平成 20 年 12 月 19 日）

図Ⅵ－5 東京電力が選定した複数の地震

図Ⅵ－4 日本列島とその周辺で発生する地震のタイプ

東京電力「福島第一原子力発電所 3 号機の耐震安全性について」（平成 22 年 5 月）を基に作成（出典）社団法人日本電気協会原子力規格委員会「原子力発電所耐震設計技術指針（JEAG4601-2008）」（平成 20 年 12 月 19 日）

東京電力「福島第一原子力発電所 3 号機の耐震安全性について」（平成 22 年 5 月）を基に作成

東京電力は、前記基準地震動 Ss を用いて福島第一原発の施設・設備についての東京電力は、前記基準地震動 Ss を用いて福島第一原発の施設・設備についての地震応答解析を実施し、その結果、原子炉建屋の耐震壁の最大せん断ひずみは評価

地震応答解析を実施し、その結果、原子炉建屋の耐震壁の最大せん断ひずみは評価基準値（2.0×10-3）3を満足しており、耐震安全性が確保されていると判断した。ま

基準値（2.0×10-3）3を満足しており、耐震安全性が確保されていると判断した。また、安全上重要な機器・配管系の耐震安全評価についても、前記基準地震動 Ss をた、安全上重要な機器・配管系の耐震安全評価についても、前記基準地震動 Ss を用いて地震応答解析を実施し、求められた発生値が評価基準値を満足しており、耐用いて地震応答解析を実施し、求められた発生値が評価基準値を満足しており、耐震安全性が確保されていると判断した。

震安全性が確保されていると判断した。

このような耐震安全性の確認作業を通じて東京電力が行った福島第一原発につい3

図Ⅵ－5 東京電力が選定した複数の地震

当該評価基準値の数値は、社団法人日本電気協会原子力規格委員会公表に係る「原子力発電所耐震設計技術規程（JEAC4601-2008）」に定められており、鉄筋コンクリート造耐震壁の終局せん断ひず
みに 2 倍の安全率を持たせたものである。

－371－

このような耐震安全性の確認作業を通じて東京電力が行った福島第一原発につい3

当該評価基準値の数値は、社団法人日本電気協会原子力規格委員会公表に係る「原子力発電所耐震設計技術規程（JEAC4601-2008）」に定められており、鉄筋コンクリート造耐震壁の終局せん断ひず
みに 2 倍の安全率を持たせたものである。

－371－

中間報告（本文編） 正
p145る。」旨伝えた。
誤誤表p145る。」旨伝えた。
正② 3 月 12 日 1 時から同日 2 時にかけての頃、当直は、2 号機の RCIC の運転状

② 3 月 12 日 1 時から同日 2 時にかけての頃、当直は、2 号機の RCIC の運転状

態について現場確認を実施するため、セルフエアセット、小型懐中電灯、長靴態について現場確認を実施するため、セルフエアセット、小型懐中電灯、長靴を装備して現場確認のため 2 号機 R/B 地下 1 階にある RCIC 室に行った。

を装備して現場確認のため 2 号機 R/B 地下 1 階にある RCIC 室に行った。

RCIC 室は、長靴にかろうじて水が入らないくらいの高さまで水が溜まってRCIC 室は、長靴にかろうじて水が入らないくらいの高さまで水が溜まっている状態で、当直が扉を開けると水が流れ出てきたため、すぐに扉を閉め、入いる状態で、当直が扉を開けると水が流れ出てきたため、すぐに扉を閉め、入室できなかった。その際、当直は、RCIC 室から、かすかな金属音を聞いたも室できなかった。その際、当直は、RCIC 室から、かすかな金属音を聞いたものの、ポンプ又はタービンの回転部分の駆動音を確認できず、PHS で 1/2 号中のの、ポンプ又はタービンの回転部分の駆動音を確認できず、PHS で 1/2 号中央制御室に連絡も取れないので、一旦 1/2 号中央制御室に戻り、当直長にその央制御室に連絡も取れないので、一旦 1/2 号中央制御室に戻り、当直長にその状況を報告した。

状況を報告した。

その後、同日 2 時 10 分頃、当直は、再度、RCIC の作動状態の確認を実施

その後、同日 2 時 10 分頃、当直は、再度、RCIC の作動状態の確認を実施するため、前同様の装備をして、2 号機 R/B 地下の RCIC 室に向かった。このするため、前同様の装備をして、2 号機 R/B 地下の RCIC 室に向かった。このとき、RCIC 室内の水たまりの量が増えていたが、当直は、RCIC の作動状態

とき、RCIC 室内の水たまりの量が増えていたが、当直は、RCIC の作動状態を把握するため入室し、同室入口にある RCIC 入口圧力計装ラックでポンプ入を把握するため入室し、同室入口にある RCIC 入口圧力計装ラックでポンプ入口圧力計の針が小刻みに振れており、運転音とも思われる金属音を確認した

口圧力計の針が小刻みに振れており、運転音とも思われる金属音を確認した

が、RCIC が作動中であるとの確証までは得られなかった。

が、RCIC が作動中であるとの確証までは得られなかった。

そこで、当直は、2 号機 R/B の 1 階及び 2 階にある計器ラックで 2 号機の原

そこで、当直は、2 号機 R/B の 1 階及び 2 階にある計器ラックで 2 号機の原

子炉圧力と RCIC ポンプ吐出圧力を確認すれば、RCIC の作動状態も分かると

子炉圧力と RCIC ポンプ吐出圧力を確認すれば、RCIC の作動状態も分かると考え、1 階の RCIC 計装ラックで RCIC ポンプ吐出圧力を確認し、2 階の原子考え、1 階の RCIC 計装ラックで RCIC ポンプ吐出圧力を確認し、2 階の原子炉圧力容器系計装ラックで原子炉圧力を確認しに行った（図Ⅳ-2 参照）。

炉圧力容器系計装ラックで原子炉圧力を確認しに行った（図Ⅳ-2 参照）。

図Ⅳ-2 計装ラックの位置及びその確認経路 東京電力作成資料を基に作成

図Ⅳ-2 計装ラックの位置及びその確認経路 東京電力作成資料を基に作成－145－－145－

p152 誤p152 正弁）小弁を手動で開操作するため、1/2 号中央制御室を出発し、1 号 R/B 地下 1弁）小弁を手動で開操作するため、1/2 号中央制御室を出発し、1 号 R/B 地下 1階のトーラス室に行った。しかし、この当直 2 名は、トーラス室内の S/C ベン階のトーラス室に行った。しかし、この当直 2 名は、トーラス室内の S/C ベント弁（AO 弁）小弁の位置に向かう途中、線量限度 100mSv を超える可能性がト弁（AO 弁）小弁の位置に向かう途中、線量限度 100mSv を超える可能性が生じたため、S/C ベント弁（AO 弁）小弁の開操作を断念し、同日 9 時 30 分頃、生じたため、S/C ベント弁（AO 弁）小弁の開操作を断念し、同日 9 時 30 分頃、1/2 号中央制御室に引き返した（図Ⅳ-4 参照）。

1/2 号中央制御室に引き返した（図Ⅳ-4 参照）。

図Ⅳ-3 MO 弁の位置

図Ⅳ-4 AO 弁の位置

図Ⅳ-3 MO 弁の位置

図Ⅳ-4 AO 弁の位置

東京電力「東北地方太平洋沖地震発生当初の福島第一原子力発電所における対応状況について」（平成 23 年 6 月）を基に作成

東京電力「東北地方太平洋沖地震発生当初の福島第一原子力発電所における対応状況について」（平成 23 年 6 月）を基に作成

そして、当直長は、第 2 班からの報告を受け、トーラス室内の放射線量が非そして、当直長は、第 2 班からの報告を受け、トーラス室内の放射線量が非常に高いため立ち入りは不可能と判断し、第 3 班による作業を断念した。

常に高いため立ち入りは不可能と判断し、第 3 班による作業を断念した。

③ 発電所対策本部は、当直から、1 号機 R/B 内の放射線量が高く、トーラス室③ 発電所対策本部は、当直から、1 号機 R/B 内の放射線量が高く、トーラス室に行って S/C ベント弁（AO 弁）小弁を手動で開操作できなかったとの報告をに行って S/C ベント弁（AO 弁）小弁を手動で開操作できなかったとの報告を受け、手動で同弁を開操作するのを断念した。

受け、手動で同弁を開操作するのを断念した。

S/C ベント弁（AO 弁）には、小弁のほかにも大弁があったが、大弁を開操

S/C ベント弁（AO 弁）には、小弁のほかにも大弁があったが、大弁を開操作するには、大弁駆動用の空気圧を送る計装用圧縮空気系（IA 系）配管にある作するには、大弁駆動用の空気圧を送る計装用圧縮空気系（IA 系）配管にある電磁弁を励磁して開とした上、IA 系配管から空気圧を送る必要があった（資料

電磁弁を励磁して開とした上、IA 系配管から空気圧を送る必要があった（資料

Ⅳ-18 参照）。

Ⅳ-18 参照）。

しかし、本来、S/C ベント弁（AO 弁）大弁の駆動源となる空気圧を、IA 系

しかし、本来、S/C ベント弁（AO 弁）大弁の駆動源となる空気圧を、IA 系配管を通じて供給するため、既設の大型コンプレッサーが備え付けられていた配管を通じて供給するため、既設の大型コンプレッサーが備え付けられていた－152－－152－