エネルギー問題に発言する会 座談会

福島第一原子力発電所事故の教訓と対策
日立GEニュークリア・エナジー株式会社
技師長 守屋 公三明
２０１２年６月２１日

内 容

1. 福島第一原子力発電所事故の概要
２．事故収束に向けた対応
３．福島の教訓と対策
４．まとめ

1. 福島第一原子力発電所事故の概要

3

地震と津波の規模

4福島第一原子力発電所のプラント設備

1号機
号機

2号機
号機

3号機
号機

4号機
号機

5号機
号機

6号機
号機

電気出力（万ｋＷ）

４６．０

７８．４

７８．４

７８．４

７８．４

１１０．０

営業運転開始1971/3

1974/7

1976/3

1978/1 1978/401979/10

原子炉型式

ＢＷＲ３

ＢＷＲ４

格納容器型式
炉心燃料集合体数（本）
冷却設備

原子炉隔離時
ＥＣＣＳ

地震発生時の状況

ＢＷＲ５

マークＩ
４００

５４８

５４８

ＩＣ（２）
ＨＰＣＩ（１）ＡＤＳＣＳ（２）定格出力運転中マークＩＩ５４８５４８７６４

ＲＣＩＣ
ＨＰＣＩ（１）ＡＤＳ
ＣＳ（２）ＬＰＣＩ（２）

ＨＰＣＳ（１）ＡＤＳ
ＬＰＣＳ（１）
ＬＰＣＩ（３）定期検査中
5福島第一サイトのプラント設備の概要
BWR-3

過渡事象
：IC（2系統）
冷却材喪失事故 ：ＨＰＣＩ（1系統）
ＡＤＳ
ＣＳ（2系統）
崩壊熱除去：ＳＨＣ（2系統）

BWR-4

RCIC（１系統）
同左
同左
同左
ＬＰＣＩ（2系統）
ＲＨＲ（2系統）6

福島サイトのシビアアクシデント対策
 代替注水系は既存のシステム（残留熱除去系（RHR）/低圧注水系（LPCI）、復水補給水系（MUWC）、消火系（FP））と複数の水源を用いてRPVもしくはPCVに冷却水を供給
 耐圧強化格納容器ベントシステムはS/CもしくはD/Wから、崩壊熱を除去
 隣接プラント間での電源融通
既存のシステム追設したシステム

復水補給水系

SGTS

消火系
耐圧強化格納容器ベントシステム

他の水源との接続
RHR

7

AMの操作手順の整備
SBO
・再循環ポンプトリップ
・代替制御棒挿入
・CRD

スクラム（炉停止）

原子炉圧力
2

1

高温待機運転炉圧高もしくは炉水位低で自動起動

1 ・IC
・HPCI
1

2 原子炉圧力の減圧

低圧注水系の待機を確認後運転員による減圧操作

2 ・ADS45

3

3 低圧注水開始

低圧注水系の注水開始

3 ・CS××2・×SBO

Y 4
格納容器温度高

4 ・CCSX1

時間

冷温停止

・MUWC
・消火系利用した注水

格納容器冷却N

5 崩壊熱除去系起動

冷温停止

5 ・SHC××2
Abbreviations
ADS： Automatic Depressurization System
CRD： Control Rod Drive
HPCI： High Pressure Core Injection
CS： Core Spray・PCVベント
IC： Isolation Condenser
CCS： Containment Cooling System
SHC: Shutdown Heat removal System
SBO： Station Black Out
SCRAM：Safety Control Rod Axe Man8地震の発電所に及ぼした影響

設計加速度以上の加速度
9津波が発電所に及ぼした影響

10

津波の溯上の影響
１Ｆ、２Ｆサイトともに津波がサイト全体に襲来

11

津波による被害の例
津波により建屋が水没、扉、ルーバーから侵入した海水が1階から地下に落水
津波により建屋が水没、扉、ルーバーから侵入した海水が 階から地下に落水

12津波による被害の例
サイト全体に被害が及んだため、プラントへのアクセスが困難を極めた

13

福島第一サイトの電源喪失の状況

14

福島第二サイトの電源喪失の状況

15

津波後の電源設備及び海水系の被害状況

16２.事故収束に向けた対応

17

福島第一1号機の注水開始までの経緯（津波襲以降）
16:36原災法
16:36原災法15
原災法15条事象発生
15条事象発生(条事象発生(原子炉水位不明のため､原子炉水位不明のため､非常用炉心冷却装置注水不能)
非常用炉心冷却装置注水不能)→16:45通報
16:45通報
16:45原子炉水位を確認
16:45原子炉水位を確認→
原子炉水位を確認→16:55原災法
16:55原災法15
原災法15条
15条事象の解除を通報
17:07原子炉水位を再度確認できなくなる
17:07原子炉水位を再度確認できなくなる→
原子炉水位を再度確認できなくなる→17:12原災法
17:12原災法15
原災法15条
15条通報
計測器の確認･復旧作業

非常用復水器（ＩＣ）操作消火系及び消防車を使用
した注水

海水注入

ホウ酸水（SLC）注入
SLC）注入

3
月
11日
3
月
12

20:07
現場圧力計確認
炉圧6.9MPa
炉圧6.9MPa
21:19
水位計復旧
(ﾊﾞｯﾃﾘｰ2ﾊﾞｯﾃﾘｰ2個持込）
炉水位TAF+200mm
炉水位TAF+200mm

日

2:30原子炉水位
2:30原子炉水位(A)+1300mm(B)+530mm
2:45炉圧2:45炉圧0.8MPa
炉圧0.8MPa

18:18
開操作18:25
閉操作
21:30
開操作

制御盤の表示灯が消灯した
ため､ため､起動不能と判断

17:30 Ｄ/Ｄ
ＦＰ起動
20:50 D/D FP起動FP起動
炉圧高く待機状態･電源車手配･電源盤の状況確
認､絶縁測定等：2号機のP/C
号機のP/Cを介
P/Cを介して電源車により電源復旧検討
電源車到着

1:48待機中
1:48待機中のD/D FP停
FP停 5:46消防
46消防
止確認(止確認(ポン 車による 所長が海水注入
プ不調)
プ不調)
注入開始 の準備を指示
12:53 D/D FP
修理完了
14:54所長の海14:54所長の海13:21ｾﾙﾓｰﾀ
13:21ｾﾙﾓｰﾀ 14:53
水注入を指示地絡､地絡､起動8万㍑淡水
15:30頃注入
15:30頃注入
15:30頃注水
15:30頃注水不可
注入完了
準備作業完了ライン完了
15:
15:36 1号機水素爆発
1号機水素爆発
19:
19:04海水注入開始
04海水注入開始18福島第一2号機の注水開始までの経緯（津波襲来以降）
16:36原子力災害対策特別措置法
16:36原子力災害対策特別措置法15
原子力災害対策特別措置法15条
15条事象発生(事象発生(非常用炉心冷却装置注水不能)
非常用炉心冷却装置注水不能)
11日

原子炉水位不明
RCIC注水状況不確定
RCIC注水状況不確定
22:00 炉水位判明
TAF+3400mm

12
日

17:12 消火系及び消防車を使用した注水方法の検討開始（1号機の線量の状況を踏まえ､号機の線量の状況を踏まえ､練量が高くなる前に代替注水ラインの構成に必要な弁を手必要な弁を手動操作）

15:30頃
15:30頃 2号機P/C
号機P/Cへのケーブル
P/Cへのケーブルつなぎこみ､つなぎこみ､高圧電源車への接続完了
15:
15:36 1号機水素爆発（ケーブル損傷､（ケーブル損傷､電源車損）

2:55 RCIC運転確認
RCIC運転確認

13日

2号機のP/C
号機のP/CのP/Cの1つが使用可能であることを確認｡
ことを確認｡CRD､CRD､SLCの電源復旧･SLCの電源復旧･注入を検討

12:05海水12:05海水注入
海水注入準備開始
注入準備開始11:
11:01 3号機水素爆発

14 13:18 炉水位低下傾向
日 13:25 RCIC機能喪失をRCIC機能喪失を判断

13:05 消防車を會む海水注入のライン構成を再開
14:43 消防車のFP消防車のFPへの接続完了
FPへの接続完了
16:30 消防車起動(消防車起動(減圧時に注水できる準備完了)
る準備完了)
18:00頃
18:00頃 原子炉減圧開始
19:20 消防車が燃料切れで停止していることを確認
19:54､19:54､19:57 各1台消防車起動
海水注入開始・S/C温度･圧力が高くS/C温度･圧力が高く､温度･圧力が高く､SRVを開してもSRVを開しても蒸気が凝縮しにくため､蒸気が凝縮しにくため､ベントのラインナップ後に減圧することを決定。
・16:20頃
16:20頃､ベント弁開に時間がかかる見通し判明したため、減圧優先に変更。
・SRV開のためバッテリーを接続。
SRV開のためバッテリーを接続。

19

福島第一3号機の注水開始までの経緯（津波襲来以降）
15:42 原子力災害対策特別措置法10
原子力災害対策特別措置法10条
10条事象発生(事象発生(全交流電源喪失)
全交流電源喪失)
11日
12日
13日

(15:25 RCC原子炉水位高トリップ
RCC原子炉水位高トリップ)
原子炉水位高トリップ)
16:03 RCIC手動起動
RCIC手動起動
11:36 RCICトリップ
RCICトリップ
12:35 HPCI自動起動
HPCI自動起動(自動起動(原子炉水位低)
原子炉水位低)2:42 HPC停止
HPC停止

SLC復旧作業
SLC復旧作業･D/D FPによる注水を試みたが、炉圧が約FPによる注水を試みたが、炉圧が約4MPaによる注水を試みたが、炉圧が約4MPaまで上昇し注4MPaまで上昇し注入不可･HPCIの再起動を試みたがHPCIの再起動を試みたが､の再起動を試みたが､バッテリー枯渇のため起動不可･RCICによる原子炉注水を試みたがRCICによる原子炉注水を試みたが､による原子炉注水を試みたが､起動不可

SLC復旧完了せず
SLC復旧完了せず

5:10 原子力災害対策特別措置法15
原子力災害対策特別措置法15条事象発生
15条事象発生(条事象発生(原子炉冷却機能喪失)
原子炉冷却機能喪失)
9:08頃
9:08頃 SRV強制開による急速減圧
SRV強制開による急速減圧
9:25

消防車による淡水注水開始

12:20 近場の防火水槽が枯渇したため､近場の防火水槽が枯渇したため､逆洗弁
ﾋﾟﾂﾄの海水注入するようラインの変更を開始
ﾋﾟﾂﾄの海水注入するようラインの変更を開始

既に1,2
既に1,2号機の計器復旧のため所内のバッテリーを1,2号機の計器復旧のため所内のバッテリーを集めた後であり､集めた後であり､所内にバッテリーの予備がない中､所内にバッテリーの予備がない中､社員の通勤用自動車のバッテリーを集めて計器盤につなぎこみ･所内の消防車は1･所内の消防車は1号機で使用･道路損傷や津波の瓦磯の影響で5/6･道路損傷や津波の瓦磯の影響で5/6号機側と分断さ5/6号機側と分断されていた道路の往来を可能にし､れていた道路の往来を可能にし､5/6号機側にあつた
5/6号機側にあつた消防車を回収･福島第二でバックアップとして待機していた消防車1台を福島第一へ移動

13:12海水注入開始
13:12海水注入開始
20

事故収束に向けたロードマップ（１２月１６日版）

21

冷却の安定化に向けた道のり（１）炉心冷却海水から淡水への切り替え
海水から淡水への切り替え
坂下ダムから濾過水タンクまでの系統の復旧
坂下ダムから濾過水タンクまでの系統の復旧
冷却に有効な注入系統の試行錯誤・・・給水系、ＥＣＣＳ、ＣＲＤなど冷却に有効な注入系統の試行錯誤・・・給水系、ＥＣＣＳ、ＣＲＤなど
バイパス漏洩対策・・・弁操作、シュラウド内外の選択など
バイパス漏洩対策・・・弁操作、シュラウド内外の選択など
アクセス可能な系統・・・高線量下（除染）、瓦礫、内側隔離弁の無い系統アクセス可能な系統・・・高線量下（除染）、瓦礫、内側隔離弁の無い系統
デブリ冷却の有効性・・・デブリの位置不確定、計測器の問題
デブリ冷却の有効性・・・デブリの位置不確定、計測器の問題
格納容器への窒素充填系の設置
格納容器への窒素充填系の設置
蒸気分圧低下に伴う水素分圧上昇抑制
蒸気分圧低下に伴う水素分圧上昇抑制
汚染水処理システムの完成
汚染水処理システムの完成
注入水量に比例して汚染水が増加
注入水量に比例して汚染水が増加
地下水の浸入
地下水の浸入（２）使用済み燃料プール
コンクリート充填車によるプールへの放水
コンクリート充填車によるプールへの放水
爆発と被曝のリスク下での放水作業
爆発と被曝のリスク下での放水作業
海水から淡水への切り替え
海水から淡水への切り替え
ＲＯ膜による塩分除去
ＲＯ膜による塩分除去使用済み燃料プール冷却系の復旧
使用済み燃料プール冷却系の復旧
高線量下、瓦礫の中での作業
高線量下、瓦礫の中での作業
４号機プールの補強
４号機プールの補強
22

放射性物質の系外放出抑制の道のり（１）滞溜水（汚染水）の抑制
格納容器から流出する汚染水の閉じ込め格納容器から流出する汚染水の閉じ込め貯蔵タンクの増設
貯蔵タンクの増設
雨水の系外放出（雨水の系外放出（1回だけの緊急措置）
雨水の系外放出（ 回だけの緊急措置）
汚染水処理システムの完成
汚染水処理システムの完成
処理後のスラッジの増加
処理後のスラッジの増加
地下水の浸入による汚染水増加・・・遮水
地下水の浸入による汚染水増加・・・遮水格納容器の止水対策
格納容器の止水対策
格納容器の漏洩箇所の特定と止水方法の検討・・・漏水場所の特定困難
格納容器の漏洩箇所の特定と止水方法の検討・・・漏水場所の特定困難（２）大気への漏洩・拡散の抑制
瓦礫からの飛散抑制
瓦礫からの飛散抑制
飛散防止剤の散布
飛散防止剤の散布
瓦礫の片付け
瓦礫の片付けコンテナの設置
コンテナの設置
1号機は設置、号機は設置、2号機は原子炉建屋の復旧
号機は設置、 号機は原子炉建屋の復旧
格納容器の負圧システム
格納容器の負圧システム
フィルターを通して格納容器雰囲気を排気することで漏洩をコントロール
フィルターを通して格納容器雰囲気を排気することで漏洩をコントロール
格納容器内の雰囲気状態を確認・・・ＦＰ濃度、残留水素濃度
格納容器内の雰囲気状態を確認・・・ＦＰ濃度、残留水素濃度23プラント安定化の対策の概要

24

３．福島の教訓と対策

25

福島の事故の要約
 福島第一発電所のプラントは、既にAM対策も整備されており、現時点で世界水準の安全レベルを達成していた。
 今回の事故は、地震後約40分後に襲った設計想定を超えた津波により、全交流電源事象と最終ヒートシンク喪失を同時に引き起こしただけでなく、AM対策設備を含む多重、多様に用意していた設備のほとんどが全滅したことによるものである。
 特に、直流電源の喪失、メタクラ/パワーセンターの浸水、全ての低圧注水手段の喪失は、あらゆる回復操作を阻むものだった。
 低圧注水手段を長期間喪失していたために、原子炉の減圧ができずに炉心損傷を引き起こしただけでなく、格納容器の過温破損による土壌汚染を招いてしまった。
26

（１）福島第二２号機の事象進展と運転操作（冷温停止成功例）
地震スクラム後、津波到達
3/11 15：22 津波が到達し、海水系水没。最終ヒートシンク喪失状態となった。
非常用DGは水没したものの、外部電源は維持。電源盤の一部、直流電源は被水を免れた。
①高圧注水系による炉心冷却海水系水没による冷却機能喪失により、復水器での主蒸気凝縮ができないため、主蒸気隔離弁を全閉し、3/11 15：43 原子炉隔離時冷却系（RCIC）を手動起動。
以降、RCIC起動停止を適宜行い、原子炉水位を維持。
②原子炉圧力容器（RPV）減圧外部電源が使用できたことから、復水補給水系（MUWC）のラインナップが可能であった。
3/11 15：41 逃がし安全弁（SRV）の手動開閉によるRPV減圧を開始。
以降、SRVの手動開閉を適宜行い、低圧注水が可能な圧力までRPV圧を徐々に減圧。
③低圧注水系による炉心注水（代替策含む）
3/12 4：50 MUWCによる代替注水を開始。
（本来使用する残留熱除去系（RHR）は、海水系水没により使用できず）④PCV冷却圧力抑制室（S/C）温度が100℃を上回ったため、3/12 6：30 純水補給水系によるS/C冷却を開始（7：52停止）。
3/12 7：11 MUWCによるPCVスプレイを開始（以降、適宜実施）。

⑤原子炉除熱所外からヘリコプターで輸送した仮設ケーブルを敷設し、海水熱交換建屋の電源を復旧。
RHR冷却系海水ポンプの電動機、冷却水ポンプの電動機等の配電盤が使用不能であったため、他の配電盤から仮設ケーブルにより給電を実施。3/14 7：13 RHR（B）が復旧し、S/Cの冷却を開始。
3/14 10：48 RHR（B）により原子炉注水を開始。

原子炉冷温停止（3/14 18：00 原子炉水温度100℃未満）

参考
1号機：海水系設備の一部は、モータ洗浄したが再使用できなかったため、三重県から自衛隊の輸送機で運び交換。
4号機：柏崎刈羽原子力発電所から陸送したモータと交換。 27

（2）１F-1の事象進展と現状のAM策の有効性/問題点
現状のAM策の有効性/問題点
事象進展
3/11 14：46
地震スクラム
全交流電源喪失（SBO）（電源融通失敗）

外部電源喪失⇒非常用DG自動起動
原子炉隔離⇒IC自動起動、手動間欠運転
3/11 15：35
津波到達・非常用DG、電源盤水没⇒全交流電源喪失（電動機使用不能）
・電気品室水没により直流電源喪失（電源盤水没、計測制御設備使用不能）⇒IC、HPCI機能喪失、遠隔からのSRV操作不能
・海水系喪失⇒最終ヒートシンク（冷温停止機能）喪失
水位低下
3/11 18：30 炉心損傷開始（解析）RPV低圧/PCV高圧を
3/12 2：30
確認
消防車により3/12 5：46
淡水注水開始*1

3/12 7：20
3/12 8：00
3/12 9：30
3/12 14：30
3/12 15：36

RPV破損（解析）PCV過温漏えい （解析）
PCV（W/W）ベント着手
PCV（W/W）ベント成功
建屋爆発*2・AM策として2号機との低圧AC電源融通設備を有していたが、津波で電源融通不可。
・電源車が3/11 23時頃到着したが、1号機は電源盤が全て水没、2号機は電源盤の水没を一部免れたが、障害物散乱等による建屋へのアクセスが困難のため、長期間電源復旧不能。
教訓１：電源設備など重要設備の配置改善と重要設備の可搬と緊急時のアクセス手段

高圧炉心冷却／原子炉減圧操作失敗
・津波によりDC電源が喪失したため、直流電源を必要とする計装及び高圧系（IC、HPCI）による高圧冷却機能喪失。 ⇒低圧注水系ラインナップ、減圧操作の時間的余裕の不足。
・
教訓2：重要機器の予備直流電源の常備
教訓3：計装の信頼性・信憑性と対応操作

炉心注水遅れ（代替注水）・炉心損傷による減圧後以下の代替注水操作を実施したが既設の注水系はすべて機能喪失。
・消防車の融通、建屋へのアクセス及び消火系ラインへのつなぎ込みに手間取り、消防車を用いた消火系ラインからの注水の遅れ。
・水源の喪失のため、連続注水困難⇒消防車（注水能力は1m /回）で防火水槽とFPの送水口を往復しながらの注水・注水できない期間の長期化の結果、PCV温度が上昇しPCVフランジ部ガスケットからリークが発生
3

教訓4：注水系/冷却系の多様化
教訓5：AM設備のアクセス性、操作性、実効性
教訓6：格納容器バウンダリー防護の多様化

PCVベント遅れ（耐圧強化ベント）・電源喪失/空気圧低、浸水、高線量のため、弁のラインナップ困難により適切なタイミングで実施することができなかった（着手からベント成功まで約6時間）。
教訓5： AM設備のアクセス性、操作性、実効性

2828

教訓１：電源設備など重要設備の配置改善と重要設備の可搬と緊急時のアクセス手段
津波に対しては、可能な限り高位置に重要機器を配置すること及び水密化は有効しかし、給排気口の存在や過大な水撃力により完全な防御は困難

障壁Ⅰ 敷地造成
障壁Ⅱ 防潮堤
障壁Ⅲ 建屋外壁水密化
障壁Ⅳ
高台防災棟

給排気口や扉、貫通口などから浸水の可能性

想定高さを超えた津波やその他の外部リスクに対しては、別の場所からの可搬もしくは仮設による復旧対策が必要
電源車、電源盤、注水系などの高台や防災棟（完全水密建屋など）に常備緊急時のアクセスのために、緊急取り付け口の確保とアクセスルート作成のための重機の常備

R/B
T/B

T/B

R/B

C/BS/B
S/B
Rw/B C/B
29
29

教訓2：重要機器の予備直流電源の常備
非常用復水器（IC）は原子炉隔離時の冷却設備として設置されており、機能喪失時はＨＰＣＩや原子炉減圧から低圧注水系に役割を移行することが現行の設計⇒一次系の隔離機能を優先して隔離弁をフェイルクローズに設定
過酷事故（SA）までＩＣの機能を期待した場合は、隔離弁のフェイルオープンの選択もあるが、設計基準事故時のバウンダリー機能確保をどのように担保するかが課題
やはり、ＩＣは原子炉隔離までの機能としてＳＡでは別途隔離弁を手動もしくは自動開の手段（予備の直流電源の常備）を追加するべきではないか。

30

教訓３：計装の信頼性/信憑性と対応操作
原子炉水位、圧力、温度などのAM実施上必要な計装の信頼性/信憑性が重要DC電源喪失時のバックアップ⇒小容量でも迅速さ
計測器の適用レンジの拡大と環境条件の見直し⇒設計条件での精度とSA時の精度要求の違いを考慮

信憑性を確認する別の手段を確保することは重要嘘をついている計測器を見抜くことの難しさ⇒棄却の判断ができるだけでも十分

信憑性が無いと判断した場合のAM手順と訓練が重要計測不能な状態でのAM手段を充実

31

教訓４：注水系/冷却系の多様化

水密強化やプラント配置の対策は重要だが、設備設計の条件を超えた「想定外」での機能喪失も考慮
プラント外からの救援/支援も含めた多様化

水源まで含めて機能維持の達成も考慮
サイト内、サイト外からの水の融通を含めた水源の多様化

常設の設備も設計想定を超えると機能喪失の可能性も考慮
常設の設備だけではなく仮設の設備も含めた多様化

想定外の事態でも対応することも考慮
多様なシナリオに対応できるようなAM設備と手順
想定外の場合でも炉心注水、格納容器注水を実行できるような柔軟性のあるAM設備と手順32

教訓５：AM設備のアクセス性、操作性、実行性
WWベント弁のアクセス性とラプチャーディスクの問題
ベント弁のアクセス性とラプチャーディスクの問題◆ アクセス性と操作性の問題事例
・WWベント弁がバウンダリー近傍に設置していたために、手動開実施する上でアクセスと操作に困難
・外部から注水実施時に繋ぎこみ先へのアクセスが困難
・外部から注水のバイパスがあり、炉心への有効な注水に遅れが発生

ＳＧＴＳへ耐圧強化
格納容器
ベントシステム◆実効性の問題事例
・ラプチャディスクは誤操作によるバウンダリ機能喪失を防止するために設置していたが，タイムリーなWWベント実施の阻害

33

アクセス性，操作性、実行性の改善
排気筒（スタック）◆アクセス性の改善例① 遠隔手動ハンドルの追加により，操作時の被曝を低減② 代替注水の注水口の分散配置により，容易に接続可能な構成④燃料プール◆操作性の改善例③ 常用負荷への隔離弁追設により，容易にバイパス対策可能な構成④ 燃料プールへの代替注水専用ライン追設により，容易に注水可能な構成⑤ﾗﾌﾟﾁｬｰ
ﾃﾞｨｽｸ

①

燃料プール
注水口 ②
低圧注水系注水口
低圧注水系(RHR)
低圧注水系(RHR)◆実行性の改善例

常用負荷③

エクステンション弁

消火ホース

GL

MUWC
遮へい壁

⑤ ラプチャーディスクをバイパス可能な構成もしくはラプチャーディスクの削除

建屋外常用
負荷

常 常用 用負 負荷 荷FP

ろ過水タンク

復水貯蔵タンク
34

教訓６：格納容器バウンダリー防護の多様化
事象進展
PCVフランジ部等の過温漏えいにより放射性物質が直接放出

炉心損傷

FP

PCVフランジ部

RPV破損

炉心注水遅れPCVガス温度上昇

PCV過温漏えい発生

PCVベント遅れ※W/W（水フィルタ）を介して、ベントすることにより環境への放射性物質放出が抑制さ

放射性物質がPCV外へ直接放出

W/Wベントれる。

 福島第一サイトのW/Wベントの状況③１F-1 建屋爆発 ③１F-3 建屋爆発 １F-2 S/C付近で衝撃音②１F-1 W/Wベン ②１F-3 W/Wベントト– 代替注水遅れ及びPCVベント遅れにより、ベント前にPCV過温リークが発生し、W/Wベントによる放射性物質放出抑制を効果的に実施できなかった可能性が高い。

線量– バックグラウンド上昇の主要因は、 R/Bに直接放出されたFPが建屋爆発により環境へ放出されたものと考えられる。

①W/Wベント以 ②W/Wベント時 ③1F-1/1F-3建屋爆前からバックグラ の線量の影響は 発以降にバックグラ確認できない。 ンドが上昇
ンドの上昇

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福島事故の教訓に基づく今後のあるべき姿
 設計を超える過酷事故のリスクを認識してＡＭ（アクシデント・マネージメント）を整備していたが、福島ではその想定を超えた事態を経験
 想定を超える事態（想定外）に対する安全確保の考え方が必要
 事態に応じて的確な判断と指示、実行をする体制と教育、訓練が必要
 特に、福島事故のようなサイト全体に被害が及ぶような事態には、プラントの設備対策とＡＭでは限界 オンサイト、オフサイトを含めた多重、多段の安全確保の考え方が必要 「誰が何時までに何をするのか」を平時より明確にして「備え」を怠らないことが必要
 ＡＭ設備も想定外の事態において不十分な働き 様々な場面に対して実行性、操作性のあるＡＭ設備が必要
 初動を的確に実行するためには、計測の信憑性を確認する手段が必要

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想定外も含めた安全確保の体制（案）（１）事故のレベルに応じた多重、多様な安全確保体制
事故の発生防止～炉心損傷防止までは、個々の事業者による安全確保
事故の発生防止～炉心損傷防止までは、個々の事業者による安全確保
炉心損傷に至った場合、個々の事業者だけで事態を収束できなくなる可能
炉心損傷に至った場合、個々の事業者だけで事態を収束できなくなる可能性が高くなるため、事業者だけでなく行政も含めた多面的（機材、情報共有体制、連携活動訓練など）な安全確保体制（２）緊急事態に備えた規制の整備
ＡＭに適した設備を速やかに導入できる規制体系
ＡＭに適した設備を速やかに導入できる規制体系
柔軟な運用を前提とした合理的な規制
柔軟な運用を前提とした合理的な規制
迅速な導入ができる審査プロセス
迅速な導入ができる審査プロセス
緊急時と平時の適切な基準の使い分け
緊急時と平時の適切な基準の使い分け
従業員の被曝限度
従業員の被曝限度
管理区域からの雨水の放出
管理区域からの雨水の放出
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安全確保のための戦略的展開の考え方（案）ﾌﾟﾗﾝﾄ状態
ﾌﾟﾗﾝﾄ状態
対応状況

LEVEL1（通常時）
通常時）

LEVEL2（過渡事象時）

LEVEL3（ＤＢＡ）

LEVEL4（ｼﾋﾞｱｱｸｼﾃﾞﾝﾄ対応
ｼﾋﾞｱｱｸｼﾃﾞﾝﾄ対応）
対応）

LEVEL5（放射性物質の放射性物質の重大な重大な放出の放射線影響の放射線影響の緩和）
緩和）

プラント内ＡＭ

対策
プラント安全設計

炉心損傷
オンサイトＡＭ
オフサイトＡＭ

プラント常設プラント

サイト内に常設
サイト内

設備

サイト外
サイト外に常備
運転員（中操）オン/オフサイト緊急対策室
オン オフサイト緊急対策室

実施責任

電力事業者

対応主体
（実施体制）電力事業者＋行政

１日

オフサイトセンター（例）必要機材を共有し，行政と事業者が連携しながら搬入（～１日）
事業者間、サイト間の連携支援

１日
１日

http://www.tepco.co.jp/nu/index-j.html

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オンサイト、オフサイトを含めたＡＭ
設計基準事故を越えた事故に対しては、これまでのＡＭを実行性のあるものに改善することが重要加えて、自然災害などの外的リスクに対してはプラント外からの救援を迅速に行う手順、体制が重要（プラント内、オンサイト、オフサイト各段階での多様なAM)

既存ＡＭ設備と手順の改善

プラント外からの救援体制
代替Hx(代替Hx(海水側Hx(海水側)
海水側)
出口より約12000

Hx

26502
700

ポンプ

代替Hx(代替Hx(淡水側Hx(淡水側)
淡水側)
入口へ

代替冷却装置外観

＋入口側
出口側

ヤード
Ｔ/Ｂ

代替Hx(代替Hx(海水側Hx(海水側)
海水側)
入口へ
海代替Hx(代替Hx(淡水側Hx(淡水側)淡水側)
出口より

代替海水ポンプ
部はホース接続

冷却用配管入口側（新規追設）
冷却用配管出口側（新規追設）

冷却用配管外観

ＲＨＲへ ＲＨＲより

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中長期的オンサイトＡＭ対策
中長期的は、従業員のリスクと負荷の低減をはかったＡＭに改善して行く努力が重要
津波対策
津波対策
海外規制対応
海外規制対応：
海外規制対応：航空機衝突・航空機衝突・火災防護対策
・SA専用
SA専用設備専用設備を設備を防災建屋にに配備建屋・建屋内分離配置・壁厚による防護防災
建屋
タービン 原子炉
建屋 建屋

防災建屋

如何なる災害においても最後まで機能を保持する防災建屋（通常時開口部無しなど）
ＡＭに必要な予備品などの保管
災害時の前線基地

空冷DEG

空冷
DEG

4040

４．まとめ福島第一
福島第一発電所のプラントは年のＡＭ対策を
福島第一発電所のプラントは初期のＢＷＲではあるが、発電所のプラントは初期のＢＷＲではあるが、2000年のＡＭ対策を初期のＢＷＲではあるが、入れて設計を超えた事態に対する対応も考えてきた。しかしながら、昨年の福島事故はプラント全体を飲み込む
事故はプラント全体を飲み込む規模の津波を経験して、当の津波を経験して、当初想定していた範囲初想定していた範囲を大幅に超えた事態になってしまった。
大幅に超えた事態になってしまった。
設備の設計には想定が必要であるため、「想定外」を設備の設計には想定が必要であるため、「想定外」を無設備の設計には想定が必要であるため、「想定外」を無くすためにはプラント設計の強化
設計の強化の強化の繰り返しではなく、プラント外からの支援しではなく、プラント外からの支援を前提としたアクシデント支援を前提としたアクシデント
マネージメント対策が必要である。
プラント
プラント内
プラント内、サイト内、サイト内、サイト外からの多段、多層、サイト外からの多段、多層なマネージメント体制とこれを有効れを有効にするための対策設備
上記
上記のマネージメント設備に対する適な設計の考え方と許認可ルール
上記のマネージメント設備に対する適正のマネージメント設備に対する適正な設計の考え方と許緊急時の緊急時の意思決
緊急時の意思決定を含
意思決定を含む
定を含む教育と訓練

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