福島第一原子力発電所における炉心・格納容器内の状況推定について
平成29年7月3日
東京電力ホールディングス株式会社
溝上 伸也
この資料では、技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）および一般財団法人エネルギー総合工学研究所（IAE）による事業「廃炉・汚染水対策事業費補助金（総合的な炉内状況把握の高度化） 」の成果を使用しています。
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1

目次

0. 背景
1. 1号機の状態推定図とその根拠
2. 2号機の状態推定図とその根拠
3. 3号機の状態推定図とその根拠
4. まとめと今後の予定.

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2０－１ 背景燃料デブリの取り出しに向け、原子炉圧力容器内・格納容器内がどのような状況になっているのか、把握することが重要。
福島第一原子力発電所の事故以降、当社は、原子炉圧力容器内・格納容器内がどのような状態にあるのか推定する活動を進めてきている。
当社は現在、技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）および一般財団法人エネルギー総合工学研究所（IAE）と協働で検討を進めている。本報告では、現在までに得られている様々な情報や最新の知見に基づいた、1～3号機の燃料デブリ分布の推定内容について紹介。

.

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０－２ 背景（推定図作成のアプローチについて）
各号機の情報を集約した図3

燃料デブリ分布の推定図
1号機 燃料デブリ分布の推定図

各号機の各所における燃料デブリ・FP分布の推定に繋がる情報を網羅的に集約

解析の結果も活用するが、それのみに頼るのではなく、・事故時のデータ
・事故後の燃料デブリの冷却から得られる情報
・内部調査から得られる情報なども踏まえ、総合的に燃料デブリの分布を推定

燃料デブリ分布の推定にあたっては、観測情報等を社外に発信していく中で、情報の持つ意味から、
国内外の専門家と議論してきた。推定図は、今後も新たな知見をふまえ継続的に更新していく。
⇒次ページ以降、代表的な推定の根拠について紹介.

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０－３：背景（原子炉圧力容器・格納容器の概要図（2号機の例））

4５階シールドプラグ
原子炉圧力容器

４階
３階

炉心部
２階

CS系
地上（海抜約10m）

給水系

X-53ペネX-6ペネ

１階

ペデスタル内部
作業員
アクセス口

原子炉格納容器（圧力抑制室）サンプ
方向

CRD交換レール.

原子炉格納容器（ドライウェル）

作業員
アクセス口
方向

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グレーチング

再掲 ０－２ 背景（推定図作成のアプローチについて）
各号機の情報を集約した図5

燃料デブリ分布の推定図
1号機 燃料デブリ分布の推定図

各号機の各所における燃料デブリ・FP分布の推定に繋がる情報を網羅的に集約

解析の結果も活用するが、それのみに頼るのではなく、・事故時のデータ
・事故後の燃料デブリの冷却から得られる情報
・内部調査から得られる情報なども踏まえ、総合的に燃料デブリの分布を推定

燃料デブリ分布の推定にあたっては、観測情報等を社外に発信していく中で、情報の持つ意味から、
国内外の専門家と議論してきた。推定図は、今後も新たな知見をふまえ継続的に更新していく。
⇒次ページ以降、代表的な推定の根拠について紹介.

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6

１． 1号機の状態推定図とその根拠.

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1号機

１－１ 1号機の崩壊熱と水-Zr反応の
発生熱
100

7

3号機

Decay heat by ORIGEN
崩壊熱
水-Zr反応による発生熱（MAAP評価）
Enthalpy from W-Zr reaction by MAAP

No
water injection
注水無しの期間

90

2号機

Generated Heat [MW]80

water level
崩壊熱に
decrease by
よる水位低下decayheat

70
60
50

消防車による
Water
injectionbyfire truck
注水開始

40
30
20

IC
冷却

core
damage,水-Zr反応にcore
melt by
よる炉心損傷water-Zr reaction

炉心溶融

10
0
3/11
12:00

3/12
0:00

3/12
12:00

3/13
0:00

3/13
12:00

Date/time
1号機は、津波到達直後に冷却が出来なくなり、3/11中に炉心損傷・炉心溶融に至った。消防車注水は水-Zr反応への寄与無し.

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１－２ １号機 燃料デブリ分布の推定図
・事故中に炉内で溶融プールを形成した
可能性
・シュラウド破損の可能性
・シュラウドが破損した場合、ダウンカマ部に溶融燃料が侵入し、ジェットポンプ
破損の可能性

凡例

・粒子状デブリがある場合、淀み部にたまる可能性
・ HVH温度からデブリがCRD付近に存在すると推定
・ FDW流量を減少させた際に特定のHVH温度計の温度上昇が大きいことから、外周部のCRD付近にデブリが存在（外表面への付着か、内部への侵入かは区別できない）し、その直上にRPV破損口が存在している可能性・MCCIによるペデスタル壁への浸食についての検討が必要

.

8

3号機

酸化物デブリ（多孔質）
粒子状デブリ
コンクリート混合デブリ
健全CRGT
破損したCRGT
健全CRD

・炉心まで水位形成できないため、下部プレナムに破損口が存在
・下部プレナム底部のボトムドレン等が脆弱であり、損傷している可能性
・下部プレナムに落下した燃料はRPV底部に残存する可能性

・MCCIを起こした燃料デブリはコンクリートと混合している。
・機器ドレンサンプ内のRCW配管が損傷し、放射性物質がRCW系統内に混入
したと推定

2号機

・ミュオン測定、解析結果及び水位が形成されないことより、大部分の燃料が溶融し、燃料棒は残存していないと推定
・CS注水開始（2011/12/10）前に冷却ができていたことより、デブリの存在量は僅かと推定
・溶融燃料が固化した酸化物デブ
リと推定

・高温の燃料デブリからの熱移動が小さい場合、CRGTは溶けずに残る可能性

・ D/W床上の水中CCDカメラ撮影の結果、堆積物が堆積しているように見える

1号機

・PCV床に水が溜まっていた場合、粒子状デブリが形成される。
・粒子状デブリがある場合、淀み部にたまる可能性

・燃料デブリの一部はMCCIを起こさず固化した可能性

健全シュラウド
堆積物（材質不明）
RPV破損口バルーニング燃料※
燃料棒※
酸化物デブリ※
重金属デブリ※ペレット※
粉状ペレット※・ペデスタル開口部を通して、
D/W床へデブリが拡がった可能
性

約2.6m

CRD（内部にデブリ）・サンドクッションドレン管から漏水しているため、PCVの損傷が生じたと考えられるが、その原因を特定することが必要

PCV下には約7.6mのコンクリート層がある
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被覆管残渣※
溶融炉内構造物※
固化B4C ※
制御棒混合溶融物※※1号機では状態推定図中で使用していない１－３ 炉心部の推定

1号機

2号機

3号機

9

・ミュオン測定、解析結果及び水位が形成されないことより、大部分の燃料が溶融し、燃料棒は残存していないと推定
・CS注水開始（2011/12/10）前に冷却ができていたことより、デブリの存在量は僅かと推定.

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１－４ CS系からの注水開始前の温度挙動

1号機

2号機

3号機

12/10
CS注水開始100
100℃を下回っている1号機では2011年12月10日にCS系からの注水を開始したが、それ以前に格納容器内のほとんどの観測点で100℃を下回った。
従って、炉心部には燃料がほぼ残っていないと推定。
.

無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved10１－５ ミュオン測定の結果について

設計図面に基づくミュオン計測結果推定画像（破線部は炉心位置を示す）

1号機

2号機

3号機

11

96日分のデータを用いたミュオン測定画像（破線部は炉心位置を示す）

圧力容器、格納容器、原子炉建屋壁等の、 燃料を除く吸収が大きな物
質は、ミュオン測定により確認できた。（測定期間：平成27年2月9日～5月21日）
一方で、現時点では元々燃料が配置されていた炉心位置に、 検出器の感度である1mを超えるような大きな燃料の塊は確認できていない。
⇒炉心部には燃料がほぼ残っていないと推定。
.

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１－６ ペデスタル部の推定

1号機

2号機

3号機

12

・機器ドレンサンプ内のRCW配管が損傷し、放射性物質がRCW系統内に混入したと推定
約2.6m

PCV下には約7.6mのコンクリート層がある.

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１－７ RCW系統の汚染について

１階

13

1号機

2号機

２階

１号機原子炉建屋の空間線量率（単位mSv/h）

MGセットA
数百mSv/h

3号機

３階

４階

RCW熱交換器＞1000mSv/h

RCWサージタンク
90mSv/h

DHC（ドライウェル除湿系）
120mSv/h

RCW系統は閉ループ※のため、通常状態では高線量の汚染は観測されることはないが、原子炉建屋の複数の階層にわたってRCWの冷却対象機器の周辺で高線量汚染が確認された。
※閉ループ：圧力容器(PRV)やPCVに対する開放部がない流れのネットワーク.

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1号機

１－８ RCW系統の汚染について

2号機

3号機

14

原子炉建屋4階
90mSv/h
原子炉建屋1階
RCW系配管周辺
数百mSv/h

ＲＣＷ
サージ
タンク

他機器へ

格納容器

①

ＲＣＷ
ＲＣＷ

ペデスタル

③

②

ポンプ

RCW系統

床ドレン

機器ドレン

サンプピットサンプピット

熱交換器

原子炉建屋2階
RCWポンプ
RCW熱交換器周辺1000mSv/h超RCW系統はペデスタル内の機器ドレンサンプの冷却を行っていることから、RCW系統が汚染された要因は以下のとおりと推定される。
①溶融燃料が格納容器ペデスタル内にある機器ドレンサンプに落下⇒②溶融燃料が機器ドレンサンプ内のRCW配管を損傷⇒③１号機は事故進展の過程で格納容器圧力が大きく上昇しており、放射性物質を含む水や蒸気がRCW配管に移行.

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1号機

１－９ ペデスタル／ドライウェル部の推定

？
約2.6m

PCV下には約7.6mのコンクリート層がある

.

？

2号機

3号機

15

・サンドクッションドレン管から漏水しているため、PCVの損傷が生じたと考えられるが、その原因を特定することが必要

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１－１０ サンドクッションドレン管からの
漏えい

1号機

2号機

3号機

16

水上ボートに搭載したカメラ映像により、ベント管およびサンドクッションドレン管からの漏水の有無及び外観を確認（2013年11月13日、14日）①サンドクッションドレン管からの漏水

サンドクッションドレン管からの漏水が確認された。
場所を特定することはできないものの、
水面以下の低い部分の鉄製シェルに漏えい口が生じた可能性が考えられる.

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１－１１ D/W床の状態について

1号機

2号機

3号機

17

・ D/W床上の水中CCD
カメラ撮影の結果、堆積物が堆積しているように
見える
約2.6m

PCV下には約7.6mのコンクリート層がある.

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1号機

１－１２ PCV内部調査の結果

約 60°

2号機

18

3号機

90°

X100Bペネトレーション

PCVシェル

180°

0°

190°

ペデスタル壁270°

PCV1階面における気中部の線量は4.7～9.8Sv/h
計測器挿入時にペネ端部にて約11.1Sv/h
線量分布は高さが下がるについて低下傾向
滞留水水中部では0.5Sv/h

PCV内部調査としてX100BペネからCCDカメラを挿入（2012年10月11日）.

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１－１３ PCV内部調査の結果

1号機

2号機

3号機

19

格納容器底部にある程度厚みをもった堆積物がある。
堆積物はカメラがあたった際にくぼみができたことから、固形物ではない模様。
堆積物の中には、青色に見える破片形状のものもある。（鉛の可能性）.

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1号機

再掲 １－９ ペデスタル／ドライウェル部の推定

？
約2.6m

PCV下には約7.6mのコンクリート層がある

.

？

2号機

3号機

20

・サンドクッションドレン管から漏水しているため、PCVの損傷が生じたと考えられるが、その原因を特定することが必要

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１－１４ PCV内部調査の結果

1号機

2号機

3号機

21

2017年3月に、ペデスタル外地下階への燃料デブリ拡がり状況及びPCVシェルへの燃料
デブリの到達有無の確認のため、PCV内部調査を実施。

.

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１－１５ PCV内部調査の結果

1号機

2号機

3号機

22

各観測地点において、2012年の調査同様、ある程度厚みのある堆積物を確認。
.

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23

２． ２号機の状態推定図とその根拠.

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２－１ 2号機の崩壊熱と水-Zr反応の
発生熱
150
140
130

崩壊熱heatDecay
水-Zr反応による発生熱
Enthalpy
from Water Zr reaction

Generated Heat [MW]

120
100
90
80
70
60
40

10

RCIC
冷却

0
3/11
12:00

3/12
0:00

3号機

24

No
water injection
注水無しの期間

崩壊熱にdecrease by
よる水位低下decayheat

Water injection
消防車にby fire truck
よる注水開始Depressurization
SRV手動開core damage,
水-Zr反応にcore melt by
よる炉心損傷W-Zr reaction
炉心溶融

water level
減圧沸騰に
decrease by
よる水位低下decayheat
蒸気による冷却

50

20

2号機

water level

110

30

1号機

（水位はBAF以下へ）

3/12
12:00

3/13
0:00

3/13
12:00

3/14
0:00

3/14
12:00

3/15
0:00

3/15
12:00

Date/time
2号機は、減圧沸騰により水位が低下し、燃料は完全露出した。
その後、消防車注水による水-Zr反応で炉心損傷・溶融に至った。
.

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1号機

2号機

25

3号機

２－２ 原子炉減圧後の圧力上昇について

この挙動について、記録上はSRVの開操作に伴うもの（圧力上昇=SRV閉、
圧力低下=SRV開）とされている。ただし、SRVの開閉状態を直接確認できていたわけではない。
この圧力上昇にあわせて、水素に伴う格納容器圧力の上昇が確認されており、この圧力上昇は２号機の事故
進展と大きく関連している。

.

4.0
原子炉圧力 (測定値)

3.53.0
原子炉圧力 [MPa(abs)]

福島第一２号機では、3月14日18時にSRV強制開に伴う原子炉の減圧に成功したが、その後夜から翌未明にかけて、３度の原子炉圧力の上昇が
発生。

原子炉減圧

原子炉圧力
上昇

2.5
2.0
1.5
1.0
0.5
0.0
3/14
18:00

3/14
21:00

3/15
0:00

3/15
3:00

Date/time

この挙動を理解することは、２号機の事故進展および炉心の状況を理解する上で極めて重要

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２－３ 原子炉減圧後の圧力上昇について

1号機

2号機

26

3号機

4

圧力 (MPa[abs])

3

RPV圧力（測定値）
DW圧力（測定値）
RPV圧力（計算値）
D/W圧力（計算値）
S/C圧力（計算値）

2

1

0
3/14
18:00

3/14
21:00

3/15
0:00

3/15
3:00

日時
汎用熱流動解析コードのGOTHICを用いて、蒸気および水素の発生量を調整することで、RPV圧力、PCV圧力を再現できた。
２つ目のピークのRPV／PCV圧力挙動を再現するために、SRVの中間開（40%）を仮定。
.

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1号機

２－４ 原子炉減圧後の圧力上昇について

2号機

10

0.5

蒸気発生量 (kg/s)

6

2回目のピーク
3回目のピーク

水素発生量（右軸）

0.4

0.3

1回目のピーク

4

0.2

2

0.1

0
3/14
18:00

3/14
21:00

3/15
0:00

水素発生量 (kg/s)

蒸気発成量（左軸）
8

27

3号機

0.0
3/15
3:00

計算結果からは、炉内のジルコニウムのほぼ全量が２つ目のピークのところまでに反応したことになる。
水-ジルコニウム反応に伴う水素発生とエネルギー発生の関係から、２つ目のピークのところで、大部分の燃料が溶融したと推定。
.

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２－５ ２号機 燃料デブリ分布の推定図
・水素発生によるPCV圧力上昇からエネルギー量を想定し、大部分の燃料が溶融したと推定
・CS注水時に温度低下が確認されたことから、低流量のCS注水で水がかかる炉心外周位置に燃料有と推定（燃料支持金具、CRGTに溶融燃料が落ち込み固化した場合でも熱源として同等な挙動を示すため、詳
細なデブリ位置は推定不可能）
・ミュオン測定の結果から、炉心外周部に燃料が存在している可能性
・燃料棒があるとしても外周部に一部
・溶融燃料が固化した一般的な酸化物デブリと推定

1号機

2号機

・ FDW流量増加時にPLR系圧力上昇
したことから、シュラウド外に水位が形成されている可能性
・ CS注水による温度低下、注水量増
加時のシュラウド外水位上昇から、
シュラウドの大規模損傷はないと推定・外周部における燃料の温度上昇はそれほど高くない可能性があることから、ペレットが外周部に残っている可能性
・高温の燃料デブリからの熱移動が小さい場合、CRGTは溶けずに残る

3号機

凡例

28

燃料棒
酸化物デブリ（多孔質）
粒子状デブリ
コンクリート混合デブリ
健全CRGT
破損したCRGT
健全CRD
CRD（内部にデブリ）
健全シュラウド・粒子状デブリ・ペレットがある場合、淀み部にたまる可能性

・ミュオン測定にて、圧力容器底部に燃料デブリと思われる高密度物質の影を確認。下部プレナムに落下した燃料がRPV底部に残存している可能性
・CRGTの破損に伴いCRD内部にデブリが侵入している可能性

・PCV床に水が溜まっていた場合、粒子状デブリが形成される。
・粒子状デブリがある場合、淀み部にたまる可能性ペレット
バルーニング燃料※

・燃料デブリの一部はMCCIを起こさず固化した可能性
・PCV内部調査時に、蒸気が立ち上る様子を確認。

・PCV内部調査時に外周部のCRDが確認できており、またグレーチング欠損の状況から、RPVの穴は中央部およびその周辺部と推定（大きくない）
・穴から落ちたデブリの一部はCRDにへばり付くと推定

・MCCIを起こした燃料デブリはコンク
リートと混合していると推定
・PCVシェルの破損の傾向は無い（サンドクッションドレンパイプからの漏えいなし）ため、MCCIは限定的と推定

酸化物デブリ※
重金属デブリ※
粉状ペレット※
被覆管残渣※
溶融炉内構造物※
固化B4C ※
制御棒混合溶融物※※2号機では状態推定図中で使用していない.

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２－６ 炉心部の推定について（シュラウドの健全性）

1号機

2号機

3号機

29

原子炉圧力容器
シュラウド

PLR配管

・ FDW流量増加時にPLR系が圧力上昇したことから、シュラ
ウド外に水位が形成されている可能性
・ CS注水による温度低下、注水量増加時のシュラウド外水位上昇から、シュラウドの大規模損傷はないと推定

圧力計.

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２－７ FDW流量変更時のPLR入口圧力から予想されるアニュラス部の水位について

1号機

2号機

3号機

30

図 FDWからの注水量と、PLR入口圧力から推定したアニュラス部の水位の関係（2011年12月～2012年2月）

注水量の増加に伴って、アニュラス部の水位が上昇。
⇒（2つの可能性）
・シュラウドの損傷程度は小さく、シュラウド外に水位が形成されている可能性
・トータル注水量が増加しているため、シュラウドは損傷しているものの原子炉圧力容器内の水位が上昇している可能性.

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２－８ CS注水開始時の温度挙動について
PCV

℃

300
RPV

2号機

1号機

3号機

31

２号機 格納容器内部各箇所の温度変化 （2011年）

RPV bellows
A: 圧力容器ﾍﾞﾛｰｼｰﾙ

250
B:Feedwater
B：給水ノズル
nozzle200

SRV
C: 逃し安全弁排気150

RPV bottom
D: 圧力容器底部

100
100

CRD top
E: CRD上部

9/14

温度が低下

50
In-PCV
F: 格納容器内

0
3/22

4/21

5/21

6/20

7/20

8/19

9/18 10/18 11/17

2011年9月14日のCS系からの注水開始に伴って、A～F各部の温度が同じように低下⇒
熱源は、CS系からの注水で冷却されるところにあると考えられる。
このことからも、シュラウドの損傷規模は小さいと考えられる。
.

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２－９ 炉心部の推定について（外周部）

1号機

2号機

3号機

•外周部における燃料の温度上昇はそれほど高くない可能性があることから、ペレットが外周部に残っている可能性.

無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved32

２－１０ 模擬燃料集合体破損試験の結果

2号機

1号機

3号機

33

BWR体系における燃料の溶融・移行挙動といった現象について知見を拡充するため、BWR体系の炉心と下部支持構造を模擬した試験体をプラズマトーチによって加熱する試験を実施。
上部を2600K以上に加熱

制御棒ブレードの両側にチャネルボックスと模擬燃料（ZrO2）ロッド48
本を配置

試験容器
.

実機との対応

ガス透過
性あり

燃料は崩
壊しにくい

試験では、輻射の影響もあり、加熱後に燃料棒がある程度形状を維持する形で残存する結果が得られた。
シュラウド方向への輻射の大きい炉心外周部においては、燃料の温度上昇がそれほど高くなく、ペレット等が残存している可能性が考えられる。

制御棒ブレードなどの溶融物が流下無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved

２－１１ 圧力容器下部の推定について

1号機

2号機

3号機

・ミュオン測定にて、圧力容器底部に高密度物質の影を確認。下部プレナ
ムに落下した燃料がRPV底部に残存している可能性.

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２－１２ ミュオン測定の結果について

1号機

圧力容器底部に燃料デブリと思われる高密度物質の影を確認。

2号機

3号機

（測定結果 H28.7.22 時点）

高さOP（ｍ）※ １ピクセルの大きさ～原子炉断面において約25cm相当

北

水平距離（ｍ）

南

圧力容器下部の構造

下部プレナムに落下した燃料がRPV底部に残存しているものと考えられる。
.

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35

1号機

2号機

3号機

２－１３ 圧力容器下部の推定について

・PCV内部調査時に外周部のCRDが確認できており、またグレーチ
ング欠損の状況から、RPVの穴は中央部およびその周辺部と推定（
大きくない）.

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２－１４ ２号機格納容器内部調査の結果

1号機

2号機

3号機

37

２０１７年１月、２月にペデスタル内プラットホーム上及び制御棒駆動機構（CRD）への燃料デブリ落下状況およびペデスタル内構造物の状況を確認するため、格納容器内部調査
を実施。

ガイド
パイプ
による

左図に示す、ガイドパイプによる調査により取得された画像を処理した結果から、ペデスタル内の状況に関する情報を多く取得。

.

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２－１５ ２号機格納容器内部調査の結果.

1号機

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2号機

3号機

38

２－１６ ２号機格納容器内部調査の結果.

1号機

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2号機

3号機

39

２－１７ ２号機格納容器内部調査の結果

1号機

2号機

3号機

40

グレーチング欠損の範囲と、圧力容器下部のケーブルが損傷している範囲は概ね一致。
グレーチングが変形している箇所については、燃料デブリが落下した可能性があり、圧力容器
中央部以外にも破損口が存在している可能性が考えられる。
.

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２－１８ ペデスタル部の推定について

1号機

2号機

3号機

•PCV内部調査時に、蒸気が立ち上る様子を確認。

.

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41

42

３． ３号機の状態推定図とその根拠.

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３－１ ３号機の崩壊熱と水-Zr反応の
発生熱

1号機

2号機

3号機

43

Generated Power [MW]

150
崩壊熱
140
最大値：
水ーZr反応による発生熱
177MW
130
120
110
注水無しの期間
10090
80
水-Zr反応に70
よる炉心損傷崩壊熱による
60
炉心溶融
水位低下
50
40
30
20
RCIC・HPCI冷却
10
0
3/11
3/12
3/12
3/13
3/13
3/14
3/14
3/15
3/15
12:00
0:00
12:00
0:00
12:00
0:00
12:00
0:00
12:00

3号機は、HPCI停止により冷却が出来なくなり、無注水期間中に炉心損傷・溶融に至った。消防車注水は水-Zr反応への寄与無し.

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３－２ ３号機 燃料デブリ分布の推定図

・CRGTの破損に伴いCRD内部にデブリが侵入している可能性

2号機

3号機

凡例

44

燃料棒

・現状シュラウドについては、健全な可能性および損傷のある可能性、双方考えられる。

・水素発生によるPCV圧力上昇からエネルギー量を想定し、大部分の燃料が溶融したと推定
・平成25年12月9日～24日までCS系を停止した時（FDWからの流量を増やし全注水量としては一定）、RPV各部で温度上昇は見られなかったため、炉心位置に存在する
燃料デブリは少ないと推定（2号機より少ない）・CS系からの注水を始めた時（平成23年9月1日）RPV下部温度が低下したため（注水量の総量も増加）、燃料デブリが下部プレナムにあると推定・燃料棒があるとしても外周部に
一部・溶融燃料が固化した一般的な酸化物デブリと推定

・下部プレナムに落下した燃料はRPV底部に残存する可能性あり
・注水量の低下操作に対して温度上昇まで時遅れがあり、圧力容器内に保有水がある可能性

1号機

酸化物デブリ（多孔質）
粒子状デブリ・外周部における燃料の温度上昇はそれほど高くない可能性があることから、ペレットが外周部に残っている可能性

コンクリート混合デブリ
健全CRGT・高温の溶融デブリからの熱移動が小さい場合、一部のCRGTは溶けずに残る破損したCRGT・MCCIが起きていると考えられるため、圧力容器の下部は破損していると推定

・粒子状デブリ・ペレットがある場合、淀み部にたまる可能性

・燃料デブリの一部はMCCIを起こさず固化した可能性

・４号機に加えて、３号機でも爆発が起こっており、MCCIにより発生した水素が爆発に寄与した可能性が考えられる。
・一方、事故対応の中で3月13日7:39から
1時間強DWスプレイを実施しており、圧力容器破損時にDW床に水位があると考えられ、燃料デブリの拡がりは抑制された可能性。
・ ペデスタル開口部を通じて、燃料デブリがペデスタル外まで広がるが、シェルアタ
ックには至っていないと推定
・PCV床に水が溜まっていた場合、粒子状デブリが形成された可能性。（一般的な推定）
・粒子状デブリがある場合、淀み部にたま
る可能性

健全CRD
CRD（内部にデブリ）
健全シュラウドペレット
バルーニング燃料※
酸化物デブリ※
重金属デブリ※
粉状ペレット※
被覆管残渣※
溶融炉内構造物※
固化B4C ※
制御棒混合溶融物※※3号機の推定図中では使用していない.

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３－３ 炉心部の推定について

1号機

2号機

3号機

•水素発生によるPCV圧力
上昇からエネルギー量を想定し、大部分の燃料が溶融
したと推定

.

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45

1号機

３－４ 原子炉水位の挙動
7

HPCI 自動起動（3/12 12:35）

2号機

46

HPCI 手動停止（3/13 2:42）

6

消防車注水開始（3/13 9:25）

5
4

?

3

原子炉水位 (m)

3号機

2
1
0
-1
-2
-3
-4
3/12
12:00

燃料域 (A)

燃料域 (B)

狭帯域

広帯域

広帯域（補正）燃料域（補正）

3/12
15:00

3/12
18:00

3/12
21:00

3/13
0:00

3/13
3:00

3/13
6:00

3/13
9:00

3/13
12:00

・HPCIの手動停止前には、原子炉圧力はHPCIの運転可能領域よりも低く、HPCI吐出圧も低くなっていたことから、停止前から充分な原子炉への注水ができていなかった可能性が高い
・消防車注水の開始は、13日の9時25分であり、注水できていなかった期間に燃料の損傷が進んだものと考えられる。

.

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３－５ 原子炉圧力／格納容器圧力の挙動

1号機

2号機

47

3号機

2.2
D/W
S/C
D/W (operator data)
S/C (operator data)
RPV
RPV (operator data)

原子炉圧力・格納容器圧力 (MPa[abs])

2.0
1.8
1.6
1.4
1.2
1.0
0.8
0.6
0.4
0.2
0.0
3/13
6:00

3/13
7:00

3/13
8:00

3/13
9:00

3/13
10:00

3/13
11:00

3/13
12:00

3/13
13:00

3/13
14:00

2011年3月13日9時頃と12時過ぎ、格納容器圧力は大きく上昇している。
２号機同様、大量の水素が発生していたことが原因と考えられ、大部分の燃料が溶融したものと考えられる。
.

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3/13
15:00

３－６ ペデスタル部の推定について

1号機

2号機

3号機

・４号機に加えて、３号機でも爆発が起こっており、MCCIにより発生した水素が爆発に寄与した可能性が考えられる。
・一方、事故対応の中で3月13日
7:39から1時間強DWスプレイを実施しており、圧力容器破損時にDW
床に水位があると考えられ、燃料
デブリの拡がりは抑制された可能性。
・ ペデスタル開口部を通じて、燃料デブリがペデスタル外まで広がるが、シェルアタックには至っていな
いと推定。

.

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48

３－７ 3号機から4号機への流れ込みについて

1号機

2号機

3号機

49

排気筒

4号機では、3月15日6時14分頃に原子炉建屋で水素爆発が発生。
3号機のベントガスが4号機の原子炉建屋へ回り込んだと考えられる。
入口側

出口側

SGTSフィルタトレイン
出口側の線量が高い.

3号機内で発生した水素により、3, 4号機が爆発。水-Zr反応で発生した水素に加えて、MCCIにより発生した水素も爆発に寄与した可能性が考えられる。

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３－８ MSIV室の調査結果について

1号機

2号機

3号機

50

3号機は、格納容器水位が1、2号機と比較して高く、6m程度の水位がある。2014年5月15日にMSIV室の調査が実施され、主蒸気配管Dの伸縮継手周辺から水が漏えいしていることが確認されている。
→格納容器水位が高いレベルで維持できていることから、シェルアタックには至っていないものと考えられる。
.

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４ まとめと今後の予定

51

【まとめ】
事故時のデータ、事故後の燃料デブリの冷却から得られた情報、現場調査の結果、事故進展解析の結果など、現在までに得られている様々な情報や最新の知見に基づく検討を実施し、1～3号機の燃料デブリ分布を推定（ベストエフォート）。
【今後の予定】今後も現場調査などで取得される新しい情報を収集し、適切に推定に反映する。
場合によっては、本報告で示した推定の内容を変更する必要が生じる可能性もあるが、こうした取組みを通じて福島第一原子力発電所の事故炉の状態把握を進め、燃料デブリ取り出しの方針や工法の決定に役立てていく。

.

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52

参考：用語集BWR：沸騰水型原子炉（Boiling Water Reactor）
CRD：制御棒駆動機構（Control Rod Drive）
CRGT：制御棒案内管（Control Rod Guide Tube）
CS：炉心スプレイ系（Core Spray）
D/W：ドライウェル（Drywell）
FDW：給水系（Feed Water）
GOTHIC：熱水力解析コードの1つ（Generation of Thermal Hydraulic Information in
Containments）
HPCI：高圧注水系（High Pressure Coolant Injection System）
HVH：換気空調設備（House Ventilation and Heating System）
IC：非常用復水器（Isolation Condenser）
LPRM：局部出力領域モニタ（Local Power Range Monitor）
MAAP：シビアアクシデント解析コードの1つ（Modular Accident Analysis Program ）MCCI：溶融炉心・コンクリート相互作用（Molten Core Concrete Interaction）
MSIV：主蒸気隔離弁（Main Steam Isolation Valve）
PCV：原子炉格納容器（Primary Containment Vessel）
PIP：位置検出器（Position Indicator Probe）
PLR：原子炉再循環系（Primary Loop Recirculation System）
RPV：原子炉圧力容器（Reactor Pressure Vessel）
RCIC：原子炉隔離時冷却系（Reactor Core Isolation Cooling System）
RCW：原子炉補機冷却水系（Reactor Building Closed Cooling Water System）
S/C：圧力抑制室（Suppression Chamber）
SRV：主蒸気逃がし安全弁（Safety Relief Valve）
TIP：移動式炉内計装系（Traversing Incore Prove System）
Zr：ジルコニウム（Zirconium）.

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