平成 28 年（ワ）第 280 号 「生業を返せ、地域を返せ！」福島原発事故原状回復等請求事件（第２陣）
原 告
被 告

澤正宏 外
国

外１名

準 備 書 面（２）（福島第一原子力発電所の設備の配置状況及び事故経過）

２０１７（平成２９）年８月２５日
福島地方裁判所 第１民事部 御中原告ら訴訟代理人
弁護士

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安 田 純 治外

内容
第１ 軽水炉型原子炉の安全性の確保の要は冷却システムであること ................... 4１ 軽水炉型原子炉の熱の除去は綱渡り的危うさがあること.................................. 4２ 炉心内の熱の除去に失敗すると深刻な事態が発生すること .............................. 5（１）メルトダウン・メルトスルーの発生 ............................................................... 5（２）水素爆発の発生 ................................................................................................ 6
３ 崩壊熱除去のために電源と冷却材を確保することが必須であること ............... 6
第２ 福島第一原子力発電所の配置について............................................................ 7
１ 福島第一原子力発電所の位置 .............................................................................. 7２ 主要設備の配置 .................................................................................................... 7
３ 非常用電源設備及びその附属設備の配置.......................................................... 10（１）非常用ディーゼル発電機の設置場所 ............................................................. 10（２）水冷式非常用ディーゼル発電機冷却系海水ポンプの設置位置..................... 10（３）配電盤の設置場所........................................................................................... 11（４）直流母線盤の設置場所 ................................................................................... 11
４ 冷却設備の位置 .................................................................................................. 12（１）非常用海水系ポンプの設置場所..................................................................... 12（２）非常用電源設備の設置 ................................................................................... 12
残留熱除去系が働かなくなるなどの非常事態が発生した場合などに備えて、原子炉建屋内には非常用冷却設備が設置されている（甲Ｂ３号証１８５頁）。........ 12
第３ 本件事故の経過と概要 ................................................................................... 13
１ 本件原発事故の経過........................................................................................... 13（１）地震の発生...................................................................................................... 13（２）１～３号機の原子炉緊急停止 ........................................................................ 14（３）全外部電源の喪失と非常用ディーゼル発電機の起動 ................................... 14（４）津波の襲来...................................................................................................... 142

（５）海側エリアへの浸水と海水ポンプの機能喪失............................................... 15（６）主要建屋のある敷地への浸水の流況と建屋への浸水経路 ............................ 15（７）非常用ディーゼル発電機の機能喪失 ............................................................. 20（８）配電盤の機能喪失........................................................................................... 21（９）直流電源の喪失 .............................................................................................. 23（１０）電源喪失の状況........................................................................................... 23（１１）非常用冷却設備の機能喪失 ........................................................................ 24
２ 全交流電源喪失後の事故経過 ............................................................................ 24（１）全電源喪失後の１号機 ................................................................................... 24（２）全電源喪失後の２号機 ................................................................................... 25（３）全交流電源喪失後の３号機 ............................................................................ 25（４）全電源喪失後の４号機 ................................................................................... 26

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第１ 軽水炉型原子炉の安全性の確保の要は冷却システムであること
１ 軽水炉型原子炉の熱の除去は綱渡り的危うさがあること
わが国で稼働する原子力発電所の原子炉は、すべて冷却材に水を利用する軽水炉型である。軽水炉型には沸騰水炉型（ＢＷＲ）と加圧水型（ＰＷＲ）がある（甲Ｂ２０４号証の１・１１頁）。福島第一原子力発電所の１号機ないし４号
機は沸騰水炉型（ＢＷＲ）である（甲Ｂ２０４号証１・１９～２０頁）。
軽水炉型原子炉の通常運転時は、原子炉内の核分裂反応によって、膨大な熱エネルギーが発生する。普通の火力発電所であれば２０～３０万キロワットの電力を発電するが、原子力発電所は、通常で１００万キロワットの電力を発電している。そのため、原子炉の炉心では極めて大きなエネルギーが発生し、この熱量が高さ４メートル、直径４メートルの小さな円筒形の容器から発生しており、極めて高出力密度である。
軽水炉型原子炉の通常運転時では、原子炉内の熱エネルギーは原子炉から、高温・高圧の水蒸気として取り出され、配管を通じてタービン建屋内にある発電用タービンを回して、その熱エネルギーのうち３分の１を電気エネルギーに転換することによって発電を行う。残りの３分の２の熱エネルギーについては、それを含んだ高温・高圧の水蒸気が、主復水器と呼ばれる装置で海水と熱交換をすることによって冷やされ、液体の水となり、再度原子炉に戻されることとなる。熱交換器において除去された熱は、海水の循環を通じて海に捨てられる。
総発電量の約２倍の熱エネルギーを海に捨てるためには、膨大な量の海水を強制循環する必要がある（甲Ｂ２０４の１・６頁、甲Ｂ２０４の３・４頁・８頁、甲Ｂ２０５）。
原子力発電所において地震発生など異常が生じた場合には、原子炉内の燃料集合体の間に制御棒を急速に差し込む方法により核分裂反応を停止させる。これを原子炉緊急停止（以下、「原子炉スクラム」ともいう。
）という。軽水炉型
原子炉が事故等によって停止しても、軽水炉型原子炉内では崩壊熱が発生し続4

けるため、原子炉圧力容器内を冷却し続ける必要がある（甲Ｂ２０４・６～７頁）。電気出力１００万キロワットの原子力発電所の場合、炉心内で発生する熱は３００万キロワットである。原子炉スクラムにより核分裂反応が止まっても、
その直後には約２０万キロワットの崩壊熱が発生し続ける（甲Ｂ２０４の３・
１０頁）。
外部電源を喪失した場合などは、主復水器につながる蒸気配管（ライン）は自動的に閉じられる。その結果、原子炉は最終ヒートシンクを失うことになる。
そこで、主復水器に比べ容量の小さい熱交換器を用いる、格納容器冷却系（ＣＣＳ・１号機）、残留熱除去系（ＲＨＲ・２号機ないし４号機）というシステムが起動し、原子炉を冷却することになる（甲Ｂ２０４の１・１５～１６頁）。
残留熱除去系等には、熱交換器を除熱するために冷却水となる海水を供給する必要がある。その非常用の冷却用海水ポンプを「非常用海水系ポンプ」という。格納容器冷却系を冷却する系統は「格納容器冷却海水系」（ＣＣＳＷ）であり、残留熱除去系を冷却する系統は「残留熱除去海水系」（ＲＨＲＳ）である。
いずれの非常用海水系ポンプも、駆動するためには交流電源を必要とする（甲Ｂ２０４の３・１０頁）。
事故等によって軽水炉型原子炉が停止した後、炉心内の崩壊熱を冷却しなけ
れば、炉心の温度は上昇し、最終的には炉心融解に至ることになる。

２ 炉心内の熱の除去に失敗すると深刻な事態が発生すること
炉心内の熱の除去に失敗すると、次の２つの事態が発生する。本件原発事故
では、これらの事態が現実化した。
（１）メルトダウン・メルトスルーの発生
スクラム後の炉心内の熱の除去に失敗すると、炉心の温度は上昇し続けることになる。炉心の燃料ペレットの被覆管の温度が１２００度付近まで上昇すると、被覆管の素材であるジルコニウムと水の化学反応が始まり水素が発生する。
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この化学反応は発熱反応であり、さらに炉内の温度は上昇する。炉内の温度が１８５０度になるとジルコニウムの融点を超えてしまい炉心の燃料棒の被覆管が溶解する。炉心の温度が２８５０度を超えると炉心の燃料棒である二酸化ウ
ランの融点を超えて、炉心は溶解する（メルトダウン）。溶解した炉心は圧力容器の底に溜まり、圧力容器の鉄の部分を溶かして格納容器の底に落ちていく（メルトスルー）（甲Ｂ２０４・６頁、甲Ｂ２０４の３・１１～１２頁、甲Ｂ４・２
２７頁）。
（２）水素爆発の発生
ジルコニウムと水の化学反応により発生した水素は、融解した炉心によってあけられた圧力容器の下の穴や蓋の部分から漏れ出して格納容器内に溜まっていく。これとともに放射性物質も格納容器内に漏れ出すことになる。格納容器の耐圧限界は５気圧くらいであるので、これを超えると格納容器も部分的に破壊され、原子炉建屋内に水素や放射性物質が抜けていく。水素は非常に軽いため、原子炉建屋の天井付近に溜り、爆ごう領域の濃度に達すると、些細な衝撃で爆発を起こす（甲Ｂ２０４・６～７頁、甲Ｂ２０４の３・１２頁、甲Ｂ４・２２７頁）。

３ 崩壊熱除去のために電源と冷却材を確保することが必須であること
軽水炉型原子炉が、事故等によりスクラム停止した場合、崩壊熱を取り除かなければ、メルトダウン・メルトスルー、水素爆発が発生し、大気中に放射性物質が放出・放散されることになる。そのため、崩壊熱を除去するために、冷却水を炉心内で循環させる必要がある。冷却水を循環させるためには、ポンプを動かすための交流電源等の電気が必要であり、最終的に熱を捨てるための最終ヒートシンクが必要になる。
外部電源を喪失した場合には、非常用電源設備及びその附属設備を利用して原子炉を冷却しなければならない（甲Ｂ２０４・４１～４３頁、舘野淳主尋問
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調書４１頁）。
渡辺敦雄氏の意見書（Ｂ３６９号証２～３頁）では、本件原発事故が、炉心溶融のシナリオから水素爆発に至ったことを推定したうえで、軽水炉型原子炉の炉心溶融を防ぐために、「①炉心を冷却するためのポンプや制御機器を動作させるための電源の確保。②冷却水または、冷却するための熱交換機の確保。
」が結果回避のために必須である（３頁（２））
、と述べているところである。

第２ 福島第一原子力発電所の配置について
１ 福島第一原子力発電所の位置
福島第一原子力発電所は、福島県双葉郡双葉町及び同郡大熊町に跨がって所在しており、福島県いわき市の北約４０キロメートル、同県郡山市の東約５５
キロメートル、福島市の南東約６０キロメートルに位置し、東は太平洋に面している。１号機ないし４号機は大熊町、５号機及び６号機は双葉町にあり、敷地は海岸線を長軸に持つ半長円状の形状となっており、面積は約３５０万平方メートルである。
２０１１（平成２３）年３月１１日当時では、１号機ないし３号機は通常運転中であった。４号機は、定期検査中であったことから、原子炉内から全燃料が使用済み燃料プールに取り出され、使用済み燃料プールには燃料集合体１５３５体が貯蔵されていた。５号機及び６号機は、定期検査のため停止中で、原子炉に燃料を装荷した状態であった。

２ 主要設備の配置
敷地の中には、原子炉建屋、タービン建屋、コントロール建屋、運用補助共用施
設（共用プール建屋）などが設置されている。福島第一原子力発電所では、１号機と２号機及び、３号機と４号機が、それぞれペアとなって建物などを共有している（配置関係図について甲Ｂ２号証１６頁ないし１９頁図１―１～４参照）。
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（甲Ｂ２号証１９頁、図１－２）（甲Ｂ２号証１９頁、図１－４）
Ｏ．Ｐ．＋４メートルの海側エリアには、後述する残留熱除去系等の非常用
8海水系ポンプ及び非常用ディーゼル発電設備冷却系海水ポンプが設置されている。
原子炉建屋やタービン建屋などがある主要建屋エリアは、１号機ないし４号機の敷地がＯ．Ｐ.＋１０メートルであった（甲Ｂ２号証１９頁、図１－２）。
タービン建屋（Ｔ/Ｂ）には、原子力発電所の通常運転時の発電に必要な設備であるタービン発電機、主復水器が配置されている。その地下１階には、非常用ディーゼル発電機の多くが配置されている。また、タービン建屋の地下１階と地上１階には、配電盤のほとんどが配置されている。
タービン建屋より陸側には、原子炉格納容器を覆った鉄筋コンクリート製の原子炉建屋（Ｒ/Ｂ）がある。原子炉建屋は、地上５階、地下１階の構造物で、高さは地上約４５メートルある。原子炉建屋内には、後述する非常用冷却設備の多くがこの建物の地下１階に配置されている。
タービン建屋の海側には、サービス建屋（Ｓ／Ｂ）があり、１号機と２号機、３号機と４号機が共有している。サービス建屋は、タービン建屋の出入り口の役割を果たしており、構造上、タービン建屋に隣接し、空間的にも連結されている。
タービン建屋と原子炉建屋の中間にあるコントロール建屋２階には中央制御室があり、１号機と２号機、３号機と４号機がそれぞれペアとなって、中央制御室を共有している。各コントロール建屋は、施設の構成上はタービン建屋とは別途の建屋とされているが、その構造上、タービン建屋に隣接し、空間的にも連結されている（甲Ｂ１号証の１「資料Ⅱ－４」、甲Ｂ１８５号証の１・４－４３～４７頁参照）。
運用補助共用施設（共用プール）は、使用済み核燃料等を保管するとともに、後述する空冷式非常用ディーゼル発電機及び配電盤も設置されていた。

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３ 非常用電源設備及びその附属設備の配置（１）非常用ディーゼル発電機の設置場所
非常用ディーゼル発電機（非常用Ｄ／Ｇ）は、外部電源を喪失した場合に、原子炉施設に交流電源を供給するための非常用電源設備であり、ディーゼルエ
ンジンで稼働する発電機である。
福島第一原子力発電所においては、非常用ディーゼル発電機は、１号機ない
し４号機はＡ系及びＢ系の２系統からなる。非常用ディーゼル発電機の設置場
所は、以下のとおりである。
１号機の非常用ディーゼル発電機Ａ系及びＢ系は、タービン建屋地下１階（Ａ系がＯ．Ｐ．＋４．９メートル、Ｂ系がＯ．Ｐ．＋２メートル）に設置されていた。
２号機の非常用ディーゼル発電機は、Ａ系がタービン建屋地下１階（Ｏ．Ｐ．
＋１．９メートル）に設置されていた。２号機非常用ディーゼル発電機（空冷式）Ｂ系は、共用プール建屋１階（Ｏ．Ｐ．＋１０．２メートル）に設置されていた。
３号機のＡ系及びＢ系は、いずれもタービン建屋地下１階（Ｏ．Ｐ．＋１．
９メートル）に設置されていた。
４号機のＡ系はタービン建屋地下１階（Ｏ．Ｐ．＋１．９メートル）に設置
され、４号機Ｂ系は、空冷式で、共用プール建屋１階（Ｏ．Ｐ．＋１０．２メートル）に設置されていた。
１号機と２号機及び３号機と４号機は、それぞれペアで、電源の融通が可能となっていた。
（２）水冷式非常用ディーゼル発電機冷却系海水ポンプの設置位置
非常用ディーゼル発電機のうち、１号機及び３号機の各Ａ系・Ｂ系、２号機
及び４号機の各Ａ系は、非常用ディーゼル発電設備冷却系海水ポンプで取り込まれる海水を利用して発電機の冷却を行う水冷式構造になっている。非常用デ10ィーゼル発電設備冷却系海水ポンプは、全て屋外の海側エリア（Ｏ．Ｐ．+４メートル）に設置されていた。
（３）配電盤の設置場所
外部電源及び非常用ディーゼル発電機を電源とする電力は、高圧配電盤（Ｍ／Ｃ）
、低圧配電盤（Ｐ／Ｃ、ＭＣＣなど）を経由して、発電所内の各機器に供給される。非常用ディーゼル発電機など電源自体が機能喪失していない場合
でも、配電盤が機能喪失すれば、各機器に電力を供給できなくなることから、配電盤は電力供給の要の役割を果たしている電源設備である。福島第一原子力発電所の配電盤の配置は、ほとんどがタービン建屋、原子炉建屋及び共用プール建屋の地下階に設置されていた。設置場所の詳細は、後述の第３．１（８）のとおりである（甲Ｂ３号証２２頁、４３頁 図２－４）。

（４）直流母線盤の設置場所
直流電気を使う際に必要な機器である直流主母線盤は、１号機はコントロー
ル建屋地下１階（Ｏ．Ｐ．＋４．９メートル）、２号機はコントロール建屋地
下１階（Ｏ．Ｐ．＋１．９メートル）、３号機はタービン建屋中地下階（Ｏ．
Ｐ．＋６．５メートル）、４号機はコントロール建屋地下１階（Ｏ．Ｐ．＋１．
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９メートル）、にそれぞれ設置されていた。

４ 冷却設備の位置（１）非常用海水系ポンプの設置場所
原子力発電所の通常運転時においては、高温の水蒸気は主復水器と呼ばれる装置で海水と熱交換をすることによって冷やされ、余熱は海水の循環を通じて海に捨てられる。しかし、外部電源を喪失した場合などは、主復水器につながる蒸気配管（ライン）は自動的に閉じられ、原子炉は最終ヒートシンクを失うことになる。そこで、主復水器より容量の小さい熱交換器を用いる残留熱除去系（ＲＨＲ）、１号機においては格納容器冷却系（ＣＣＳ）というシステムが起動し、原子炉を冷却することになり、このための冷却用海水ポンプを「非常用海水系ポンプ」という。これらの冷却システムを駆動するためには交流電源を必要とする。
福島第一原子力発電所においては、格納容器冷却海水系及び残留熱除去海水系はそれぞれＡ系及びＢ系の２系統からなり、各系統には非常用海水系ポンプが並列に２台設置され、全て屋外の海側エリア（Ｏ．Ｐ．+４メートル）に設置されていた。
（２）非常用電源設備の設置
残留熱除去系が働かなくなるなどの非常事態が発生した場合などに備えて、原子炉建屋内には非常用冷却設備が設置されている（甲Ｂ３号証１８５頁）。
ア 非常用復水器（ＩＣ）
非常用復水器（ＩＣ）は、福島第一原子力発電所においては、１号機のみに使用されていた非常用冷却設備である。非常用復水器は、動力を必要とせず、自然循環で冷却ができる。その冷却機能は、１系統あたり約１００立方メート
ルの復水タンクの水の蒸発による最終ヒートシンクに依存する。よって、水の補給がない限り、全ての水の蒸発までの数時間で機能を喪失する。
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イ 原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）
福島第一原子力発電所２号機ないし６号機には高圧冷却系炉心冷却システ
ムである原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）が設置されていた。交流電源喪失時でも作動できるが、８時間程度の運転時間しか想定されておらず、それ以上長時間の場合は機能喪失する。原子炉隔離時冷却系は、起動操作や制御に直流電源が必要であるため、直流電源を喪失した場合には制御不能となる。冷却用の水源としては、復水貯蔵タンク又はサプレッション・チェンバー内の水を利用する。
ウ 高圧注水系（ＨＰＣＩ）
高圧注水系（ＨＰＣＩ）は、福島第一原子力発電所においては、１号機ない
し５号機に設置されている。交流電源喪失時においても、高圧条件下で原子炉内に冷却水を注入する非常用冷却設備である。冷却用の水源として、復水貯蔵タンク又はサプレッション・チェンバー内の水を利用する。高圧注水系の操作には直流電源が必要である。
エ 低圧注水系（ＬＰＣＩ）
低圧注水系（ＬＰＣＩ）は、高圧注水による減圧または高圧注水系故障時の逃がし安全弁操作による減圧が行われた後の冷却に用いるものである。低圧注
水系は海水との熱交換器を使用し、サプレッション・チェンバー内のプール水を冷却するとともに、炉心冷却のために原子炉容器内に水を注入する。低圧注
水系は、その駆動のためには、交流電源が必要である。

第３ 本件事故の経過と概要
１ 本件原発事故の経過（１）地震の発生
２０１１（平成２３）年３月１１日１４時４６分、三陸沖の海底（北緯３８度０６．２分、東経１４２度５１．６分、深さ２４キロメートル）を震源とす
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るマグニチュード９．０の地震が発生した（東北地方太平洋沖地震）。福島第一原子力発電所との震源距離は１８０キロメートルであった。
東北地方太平洋沖地震の最大震度は震度７を記録し、福島第一原子力発電所のある福島県双葉郡大熊町と双葉町では震度６強を記録した。最大加速度は、
福島第一原子力発電所で最大５５０ガルを記録し、一部で、基準地震動Ｓｓ（原子力発電所の設計の前提となる地震の揺れ）を上回った。
東北地方太平洋沖地震の発生に伴って、福島第一原子力発電所において、地盤は０．６メートルほど沈降している（甲Ｂ１８５号証の１、６－２頁「発電所の地盤変動量」）。
（２）１～３号機の原子炉緊急停止
地震発生後直ちに、通常運転中であった１号機ないし３号機の原子炉では、制御棒挿入による緊急停止（原子炉スクラム）が自動的に行われ、引き続き運転員により所内電源が外部電源に切り替えられた。
（３）全外部電源の喪失と非常用ディーゼル発電機の起動
しかし、外部電源の切り替え操作とほぼ同時に、地震による遮断機の動作停止等により全回線が受電停止し、１号機ないし６号機は全外部電源を喪失するに至った。
そのため、非常用ディーゼル発電機が自動で起動することになった。
主復水器隔離時の代替冷却システムである１号機の非常用復水器（ＩＣ）及び、２号機、３号機の原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）が起動された。
（以上、
「２」
、
「３」につき甲Ｂ２号証の３７頁、４４頁。
）（４）津波の襲来
福島第一原子力発電所の約１．５キロメートル沖合の波高計によれば、水位は、１５時１５分ころから上昇し、１５時２７分ころに約４メートルのピークとなった後（第一波）、いったん低下し、１５時３３分ころから急に上昇し、１
５時３５分ころに測定限界であるＯ．Ｐ.＋ ７.５メートルを超えた（第二波）。
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（５）海側エリアへの浸水と海水ポンプの機能喪失
福島第一原子力発電所の屋外の海側エリア（Ｏ．Ｐ．+４メートル）には、非常用海水系ポンプ（格納容器冷却海水系及び残留熱除去海水系）、及び非常用デ
ィーゼル発電設備冷却系海水ポンプが設置されていた。これらは、いずれも津波によりポンプのモータが冠水した結果、損傷した可能性がある（甲１号証の１、２６頁）。
（６）主要建屋のある敷地への浸水の流況と建屋への浸水経路
主要建屋（原子炉建屋、タービン建屋、非常用ディーゼル発電機建屋、運用
補助共用施設、コントロール建屋、廃棄物処理建屋、サービス建屋及び集中廃棄物処理施設）の敷地の高さはＯ．Ｐ．＋１０メートルであったが、津波はこの敷地高さを超えて浸水した。
ア 本件津波の主要建屋敷地への流況
本件津波のＯ．Ｐ．＋１０メートルの主要建屋への流入挙動は、以下の経過を辿った（甲Ｂ１８５号証の１図４ないし図７）。
まず、本件津波は、Ｏ．Ｐ．＋１０メートルの主要建屋敷地の南側から流入
し、４号機の南側を中心に浸水深が深くなり、北側の２号機海側へ津波が流れていった。その頃、敷地東側から、津波がＯ．Ｐ．＋４メートル盤を超えて、Ｏ．Ｐ．＋１０メートル盤へ遡上し１号機周辺も浸水したが、浸水深は５０センチメートルと深くなかった。１号機前面の浸水深が１メートル程度に達した
頃には、敷地南側から北側への流れが、北東側からの流れと合流して、浸水深がいまだ低い状態にあった１号機北側敷地からさらに西側へ向けて流入していった。
１～３号機建屋周辺の浸水深が最大に達した時点においても、敷地南側から北側に向かって流入する流況が卓越しており、１号機北側に入り込んでいる東側からの遡上によってもたらされる浸水深は、１号機北側から北西側に限定されており、かつ、それによる浸水深も敷地南側からの流入による建屋東側の浸15水深を下回る限定的なものであった。
以上、１～３号機の建屋周辺の浸水深をもたらした津波の流況としては、敷地南側からの北側へ向けての流入によるものが卓越しており、敷地東側のＯ．
Ｐ．＋４メートル盤を超えてＯ．Ｐ．＋１０メートル盤へ遡上した津波の影響
は１号機の北側から北西側を中心としており、限定的なものに留まっていた。
イ 各建屋への浸水経路と建屋内の浸水状況（東京電力「福島原子力事故調査報告書」添付資料７－１）

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（東京電力「福島原子力事故調査報告書」１０５頁）
福島第一原子力発電所１～４号機について、タービン建屋への津波の浸水状
況は、以下のとおりである（甲Ｂ１８５号証の１・４－３８～４６）。なお、原
子炉建屋については、１～４号機とも、「高線量のために建屋内の詳細調査ができず、浸水の有無も含めて状況は不明である」とされている（甲Ｂ１８５号証の１、４－３７頁）。
（ア）１号機について．．
１号機周囲の「Ｆ地点」ではＯ.Ｐ.＋１２メートル以上の浸水高（浸水深２メートル以上）が記録されている。
１号機タービン建屋１階へは、「大物搬入口」「入退域ゲート」及び「機器ハッチ」からの浸水があった（４－３８頁、及び４－４３頁の図（１））
。
建屋内への浸水深は、「Ｍ／Ｃ」付近で約９３センチメートル、タービン建屋
西方位置（大物搬入口と正反対）において１１０センチメートル程度であり、「入退域ゲート」の西方（タービン建屋の南側部分）において約４５～６０センチメートル程度に留まる。
タービン建屋内部への漂流物の流入は確認されていない。
（イ） ２号機について
２号機周囲の「Ｈ地点」「Ｊ地点」及び「Ｋ地点」では、いずれもＯ.Ｐ.＋１
４～１５メートルの浸水高（浸水深４～５メートル）が記録されている。
２号機タービン建屋１階へは、「大物搬入口」「１号機との連絡通路」「機器ハッチ」及び「Ｄ／Ｇ給気ルーバ」からの浸水があったとされる（４－３８頁及び４－４４頁の図（３））
。
２号機タービン建屋１階における、浸水深は明示されていないものの、「大物搬入口」からの浸水、及び建屋西側の浸水（約３センチメートル）は、範囲も限定的であり、かつ直下に非常用電源設備等が設置されていない（同図（４））
部分の浸水であることから、地下１階の非常用電源設備等の機能喪失の原因と17

は判断されない。
「１号機との連絡通路」からの浸水については、その深さは示されていないが、流入元となった１号機の浸水深が、上記のとおり約４５～６０センチメー
トル程度に留まること、浸水を受けた経路の直近に存在した１階に設置された配電盤の被水が「盤基礎部」に限定されていることから、（４－４４頁の図（３）の上の写真）、その浸水深は約４５～６０センチメートル程度に留まるものといえる。ただし、１階のこの部分の浸水が階段等を伝って地下１階に流れ込み、直下に存在した配電盤等の被水をもたらしたものと判断される。

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また、非常用ディーゼル発電機については、「Ｄ／Ｇ給気ルーバ」からの浸水が機能喪失の原因となった可能性が高い。
タービン建屋内部への漂流物の流入は確認されていない。
（ウ）３号機について
３号機の海側の「Ｉ地点」ではＯ.Ｐ.＋１４～１５メートルの浸水高（浸水深４～５メートル）が記録されている。
３号機タービン建屋１階へは、「大物搬入口」「入退域ゲート」及び「Ｄ／Ｇ給気ルーバ」からの浸水があった（４－３８頁及び４－４５頁の図（５））
。
３号機における建屋１階の浸水深は、「入退域ゲート」付近における（局所的な）約９６センチメートルの浸水深を除けば、約３０センチメートルに留まり、その範囲も建屋の南側部分に限定されている。
（特に、主な浸水経路であるとされる大物搬入口からの浸水については、同開口部の正面部分の北側及び南側に
おいて、いずれも約３０センチメートルの浸水深としかなっていないという事
実は、３号機タービン建屋への浸水状況を評価する上で重要な事実である）。
しかし、この部分への浸水から階段等を通じて、配電盤等が設置されている
地下１階への浸水がもたらされた。また、２号機と同様に、非常用ディーゼル
発電機については、「Ｄ／Ｇ給気ルーバ」からの浸水が機能喪失の原因となった可能性が高い。
タービン建屋内部への漂流物の流入は確認されていない。
（エ）４号機について
４号機の周囲には浸水高の記録はないが、直近では４号機南側の「地点８」において、Ｏ.Ｐ.＋１５．５メートル程度の浸水高（浸水深５．５メートル）が記録されている。
４号機は、本件震災当時、定期検査中で「大物搬入口」が開放されていたことから、ここから津波が流れ込むこととなった（甲Ｂ８８号証１４５頁）。
４号機の大物搬入口から流入した海水は駆け上がって建屋２階にまで到達し19ている（甲Ｂ１８５号証の１・４－４６頁の図（８）。なお、２階の手すりにおいても変形が確認されている。４号機においては、現に、建屋内に漂流物が流入している（同上））。
（オ）コントロール建屋について
各号機のコントロール建屋は、施設の構成上はタービン建屋とは別途の建屋とされているが、その構造上、タービン建屋に隣接し、空間的にも連結されている（甲Ｂ１号証の１「資料Ⅱ－４」、甲Ｂ１８５号証の１・４－４３～４７頁
参照）。そのため、タービン建屋の浸水経路を通じて浸水した。
（カ）運行補助共用施設建屋（共用プール建屋）について
運行補助共用施設建屋（共用プール建屋）の周辺においては、少なくとも約
３２０センチメートルの浸水深が観測されている（甲Ｂ１８５号証の１・４－５１頁の図１８右上の写真参照）。
同建屋においては、東側に設置されている出入り口部分、及び東側壁面に設置されている通風口（その下端は地上から約２８０センチメートルである。同上）から内部への浸水が生じている。
これに対して、同建屋内１階部分の浸水深は、出入り口付近で約２０センチ
メートル、建屋内の西側壁面近くで約１４センチメートルに留まる。こうした浸水状況に留まったことの結果として、後述のとおり、同建屋１階に設置されていた空冷式の非常用ディーゼル発電機２台（２号機Ｂ系及び４号機Ｂ系）は、いずれもその機能を維持した。
（７）非常用ディーゼル発電機の機能喪失
ア 水冷式非常用ディーゼル発電機の機能喪失の経過
１号機ないし４号機の水冷式非常用ディーゼル発電機は、いずれも建屋地下階に設置されており、津波により発電機本体または非常用ディーゼル発電設備
冷却系海水ポンプ等の附属設備のいずれかが、津波により被水して機能喪失し20たことにより、停止した1。
イ 空冷式非常用ディーゼル発電機の機能喪失
２号機及び４号機は、水冷式非常用ディーゼル発電機Ａ系に加えて、空冷式
非常用ディーゼル発電機Ｂ系が設置されており、いずれも運用補助共用施設（共用プール）の地上階である１階（Ｏ．Ｐ．+１０．２メートル）に設置されていたため、水冷式非常用ディーゼル発電機と異なり、機能喪失には至らなかった。
もっとも、２号機及び４号機の空冷式非常用ディーゼル発電機は、本体に浸水被害はなかったが、後述のとおり非常用ディーゼル発電機に接続する金属閉鎖配電盤が水没して、空冷式非常用ディーゼル発電機自体も利用不能となり、機能を喪失した。
（８）配電盤の機能喪失
常用の高圧配電盤・低圧配電盤は、通常運転時の電源及び外部電源からの電源を使用する際に用いられるものであるが、前記のとおりこれらの電源の供給が停止されたことから、機能を喪失するに至った。
非常用高圧配電盤（Ｍ／Ｃ）の機能喪失の状況及び非常用低圧配電盤の機能喪失状況は、以下のとおりである。
表中のセルの色分けは以下の内容を意味する。
塗り潰し：機器自体が被水して機能喪失した。
斜

線：工事中

「Ｔ/Ｂ」はタービン建屋、「Ｃ／Ｂ」はサービス建屋、「共用プール」は運用
補助共用施設の略語である。

1 ４号機の水冷式非常用ディーゼル発電機は事故当時、点検中であり作動しなかった。

21

機器 設置場所
１号機

機器 設置場所 機器 設置場所 機器 設置場所
２号機
３号機
４号機
Ｔ/Ｂ地下
Ｔ/Ｂ地下
Ｔ/Ｂ地下
１Ｃ Ｔ/Ｂ１階
２Ｃ
３Ｃ
４Ｃ
１階
１階
１階
Ｔ/Ｂ地下
Ｔ/Ｂ地下
Ｔ/Ｂ地下
非常用 １Ｄ Ｔ/Ｂ１階
２Ｄ
３Ｄ
４Ｄ
１階
１階
１階
Ｍ/Ｃ
共用プー
共用プー
－
－
２Ｅ
ル
－
－
４Ｅ
ル
地下１階
地下１階
Ｔ/Ｂ地下
Ｔ/Ｂ地下
Ｔ/Ｂ地下
１Ａ Ｔ/Ｂ１階
２Ａ
３Ａ
４Ａ
１階
１階
１階
Ｔ/Ｂ地下
Ｔ/Ｂ地下
Ｔ/Ｂ地下
１Ｂ Ｔ/Ｂ１階
２Ｂ
３Ｂ
４Ｂ
常用
１階
１階
１階
Ｍ/Ｃ
２ＳＡ建屋
Ｃ/Ｂ地下
１Ｓ Ｔ/Ｂ１階 ２ＳＡ
３ＳＡ
－
－
１階
１階
Ｔ/Ｂ地下
Ｃ/Ｂ地下
－
－
２ＳＢ
３ＳＢ
－
－
１階
１階
Ｃ/Ｂ地下
Ｔ/Ｂ地下
１Ｃ
２Ｃ Ｔ/Ｂ１階 ３Ｃ
４Ｃ Ｔ/Ｂ１階
１階
１階
Ｃ/Ｂ地下
Ｔ/Ｂ地下
非常用 １Ｄ２Ｄ Ｔ/Ｂ１階 ３Ｄ
４Ｄ Ｔ/Ｂ１階
１階
１階
Ｐ/Ｃ
共用プー
共用プー
－
－
２Ｅ
ル
－
－
４Ｅ
ル
地下１階
地下１階
Ｔ/Ｂ地下
１Ａ Ｔ/Ｂ１階
２Ａ Ｔ/Ｂ１階 ３Ａ
４Ａ Ｔ/Ｂ１階
１階
Ｔ/Ｂ地下
Ｔ/Ｂ地下
１Ｂ Ｔ/Ｂ１階 ２Ａ－１
３Ｂ
４Ｂ Ｔ/Ｂ１階
１階
１階
常用
－
－
２Ｂ Ｔ/Ｂ１階 －
－
－
－
Ｐ/Ｃ
Ｔ/Ｂ地下
Ｃ/Ｂ地下
１Ｓ Ｔ/Ｂ１階 ２ＳＢ
３ＳＡ
－
－
１階
１階
Ｃ/Ｂ地下
－
－
－
－
３ＳＢ
－
－
１階
以上のとおり、１号機ないし４号機の全ての非常用高圧配電盤が津波により被水した結果、機能を喪失した。
非常用低圧配電盤は、２号機タービン建屋１階に設置されていたＣ系及びＤ系、４号機タービン建屋１階に設置されていた４号機Ｄ系を除く、全ての非常用低圧配電盤が、津波により被水した結果、機能を喪失した。

22

（９）直流電源の喪失
津波によって、中地下階に設置されていた１号機、２号機、４号機の直流主母線盤は、被水した結果、全て機能喪失した。
（１０）電源喪失の状況
ア １号機ないし４号機は全交流電源を喪失したこと
以上のとおり、１号機及び３号機は、水冷式非常用ディーゼル発電機または非常用ディーゼル発電機冷却用海水ポンプが機能喪失することによって、電源供給不能となり、全交流電源を喪失した。２号機及び４号機は、空冷式非常用
ディーゼル発電機が地上階１階に設置されていたため、機能喪失を免れたが、地下階に設置されていた非常用配電盤が浸水によって機能喪失した結果、全交流電源を喪失した。
イ １、２、４号機は全電源喪失をしたこと
さらに、１号機、２号機及び４号機は、交流電源のみならず、直流電源も喪失し、全電源喪失となった。
３号機は全交流電源を喪失したが、直流電源の機能喪失は免れた。

23

（甲Ｂ１８５号証の１、４－５６）（１１）非常用冷却設備の機能喪失
前記のとおり、残留熱除去系等が機能喪失した場合には、以下の非常用冷却設備で原子炉を冷却することになる。しかし、以下のとおり、非常用冷却設備
も津波及び津波にともなう電源喪失により、大半が機能喪失した。
ア 非常用復水器（ＩＣ）
１号機の非常用復水器は、全電源喪失によりバルブの操作ができず、ほとん
ど機能しなかった。
イ 原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）
原子炉隔離時冷却系は、起動操作や制御に直流電源が必要であるため、直流電源を喪失した場合には制御不能となる。
２号機では、直流電源を喪失していたため、制御不能状態となっていた。
３号機では、前記のとおり、配電盤が被水を免れたことから、直流電源で原子炉隔離時冷却系を操作していたが、やがて原子炉隔離時冷却系は停止した。
ウ 高圧注水系（ＨＰＣＩ）
高圧注水系の操作には直流電源が必要であり、直流電源喪失の影響を受けた。
１号機及び２号機では、津波到達後、操作に必要な直流電源を含む全電源が喪失したことから、高圧注水系もその冷却機能を喪失した。
３号機では、前記のとおり直流電源は機能喪失を免れたため、高圧注水系が自動起動したが、後述のとおり直流電源バッテリーが枯渇する直前に停止した。

２ 全交流電源喪失後の事故経過（１）全電源喪失後の１号機１号機は、津波の襲来によって、交流電源・直流電源いずれもが喪失した（全電源喪失）。１号機は全電源喪失により、非常用復水器の弁の操作ができない状
24

態となり、同じく直流電源で起動する高圧注水系も起動不能となった。また、
この時期に１号機は、非常用海水系ポンプを用いる冷却系も機能喪失したことにより、炉心の冷却が不可能になった。
その結果、１号機の原子炉水位が急激に低下し、３月１１日１８時４６分頃には、炉心溶解が開始した。３月１２日１４時３０分頃には、ベントが成功したが、その結果、１号機から大気中に放射性物質が放出された。
さらに、同日１５時３６分には、１号機原子炉建屋で水素爆発が起き、放射性物質が放出されるに至った。
（２）全電源喪失後の２号機２号機も、全交流・直流電源を喪失した。２号機においては全電源喪失前に手動で原子炉隔離時冷却系を起動し、原子炉への注水を開始したが、原子炉隔離時冷却系は長時間の機能維持が想定されておらず、徐々に機能が低下し、３
月１４日１３時２５分頃には機能を喪失した。そして、同日１７時１７分頃には、２号機の水位が燃料頂部に到達し、炉心溶解が開始した。さらに、翌１５
日６時１４分頃には、２号機の圧力抑制室の圧力が急低下したことから、格納容器に損傷が生じたと推定される。その結果として、２号機から大量の放射性物質が放出されるに至った。
（３）全交流電源喪失後の３号機３号機では、全交流電源は喪失したものの、直流母線盤は一部で機能喪失を免れた。このおかげで、直流電源により、原子炉隔離時冷却系や、高圧注水系用の電源、計器類などに電気を供給することができ、非常用冷却設備によって原子炉を冷却することが可能であった。しかし、１２日１１時３６分には、３号機の原子炉隔離時冷却系は停止した。そこで、３号機では、原子炉隔離時冷却系の代わりに、同日１２時３５分からバッテリーの直流電源を使用し高圧注水系を起動して原子炉を冷却した。しかし、翌１３日２時４２分には、３号機の直流電源が枯渇して全電源を喪失し、高圧注水系が停止した。これにより、
25

３号機においては原子炉への注水手段がなくなり、原子炉水位が低下し、同日
４時１５分には水位が燃料頂部に達し、同日８時から９時頃には、炉心溶解が開始した。その後、３号機原子炉に対してベント操作や淡水注水、海水注水などを行ったが、１４日４時３０分には、３号機の炉心は完全に露出した。さらに、同日１１時０１分頃には、３号機の原子炉建屋において水素爆発が発生するに至った。
（４）全電源喪失後の４号機４号機は、２０１０（平成２２）年１１月から定期検査のため運転停止中であり、全ての燃料が、原子炉内から原子炉建屋４・５階部分の使用済み燃料プールに取り出されていた。同プールには、燃料集合体１５３５体が貯蔵されており、この燃料の冷却をどのように維持するかが問題であった。
４号機は、全電源を喪失し、海側にあった冷却用海水ポンプも冠水・損傷して機能喪失し、使用済み燃料プールの冷却機能が失われ、燃料プールの蒸発による水位の低下が懸念されていたが、被告東京電力による調査の結果、水位が使用済み燃料の頂部到達に至るのは３月２０日頃になると予想された。しかし、
１５日６時１４分頃、３号機から４号機に水素が大量に流入し、４号機は水素爆発を起こし、原子炉建屋４階及び５階部分が損傷した。さらに、１６日には、４号機の原子炉建屋３階で火災が発生した。２０日からは、消防車から４号機に対して放水を開始して、以降は、燃料プールの水位が維持された。
以 上26