資料Ｎｏ．１

⼤飯発電所の現場確認(10/23)における委員からのご質問に対する回答について

平成29年11⽉8⽇

1〇設備対応（電源、冷却機能の確保など）…………………

２〜 ７〇インシデントコマンドシステム（ＩＣＳ）の導⼊ ……………

８〜 ９〇⽕⼭灰対策

10

〜 15

16

〜 17

…………………………………………

〇運転シミュレータ訓練の充実…………………………

⼤飯３，４号機 外部電源喪失時の電源確保（交流電源）

使⽤できない場合に備え＜重⼤事故等対処設備＞

500kV

⼤飯発電所

⼩浜変電所

77kV
⼤飯⽀線

⾮常⽤
ディーゼル発電機（２台/1ﾕﾆｯﾄ）

⻄京都変電所

⼤飯幹線＜設計基準事故対処設備＞

外部電源
喪失時

京北開閉所

第⼆⼤飯幹線

外部電源
(5回線)

2

＜外部電源ラインの追加＞
3,4号機に電源供給できるよう、77kV
供給ラインを追設(これまでは1,2号機
のみ電源を供給) Ｈ26.3完了

空冷式
⾮常⽤発電装置（２台/1ﾕﾆｯﾄ）
更なるバックアップ

号機間電⼒融通ケーブル（３号機〜４号機）（１組＋予備１組）
更なるバックアップ

電源⾞（２台/1ﾕﾆｯﾄ＋予備1台/2ﾕﾆｯﾄ）：前回再稼動(H24.7)後に実施、配備

⼤飯３，４号機 号機間融通ケーブル3

外部電源が喪失し、⾃号機の⾮常⽤ディーゼル発電機が使⽤できない場合に備え、他号機の⾮常⽤ディーゼル発
電機から電⼒を融通できるよう、号機間融通⽤⾼圧ケーブル接続盤、コネクタ盤を設置、号機間融通ケーブルを敷
設した。
⼤飯１号機

⼤飯３号機

⼤飯４号機

77kV大飯支線

500kV⼤飯幹線1L・2L、500kV第⼆⼤飯幹線1L・2L：受電時遮断器「入操作」：遮断器「入」E10：遮断器「切」

E20：恒設＋予備ケーブル(3,4号機間融通)【ＳＡ設備※１】
No.2
予備変圧器

：仮設ケーブル【自主設備※２】

No.1
予備変圧器

：恒設ケーブル(3,4号－1,2号機間融通) 【自主設備】：恒設ケーブル(No.1予備変圧器２次側融通)【自主設備】：恒設ケーブル(No.2予備変圧器２次側融通)【自主設備】

6.6kV
４－１Ａ母線(Aトレン)

4－1E1A

6.6kV
4－1B母線(Bトレン)

4－1AEG

4－3E2B

4－3E2A
4－1E1B

4－1BEG

6.6kV
4－3A母線(Aトレン)

4－3AEG

4－3E1A

4－4E2A

6.6kV
4－3B母線(Bトレン)

3A 空 冷 式 非 常 用発電装置受電しゃ断器

4－3E1B

3B 空 冷 式 非 常 用発電装置受電しゃ断器

4－3BEG

6.6kV
4－4A母線(Aトレン)

4－4AEG

4－4E2B
4－4E1A

6.6kV
4－4B母線(Bトレン)

4A 空 冷 式 非 常 用発電装置受電しゃ断器

4－4E1B

4B 空 冷 式 非 常 用発電装置受電しゃ断器

4－4BEG

使用可能
遮断器

約20m
1A非常用
ディーゼル発電機

号機間融通
用高圧ケー
ブル接続盤

1B非常用
ディーゼル発電機

3A非常用
ディーゼル発電機

号機間融通用
高圧ケーブル
コネクタ盤
号機間融通用
高圧ケーブル
接続盤

3B非常用
ディーゼル発電機

4A非常用
ディーゼル発電機

号機間融通用
高圧ケーブル
コネクタ盤
号機間融通用
高圧ケーブル
接続盤

２号機へ※１：ＳＡ設備…重⼤事故等対処設備※２：⾃主設備…多様性拡張設備（定義：技術基準上のすべての要求事項を満たすことや、すべてのプラント状況において使⽤することは困難であるが、プラントの運転状況によっては、事故対応に有効な設備）

4B非常用
ディーゼル発電機

⼤飯３，４号機 重⼤事故等発⽣時の原⼦炉容器等への注⽔設備
格納容器：前回再稼動 (H24.7)
後に実施、配備、増台等

蒸気放出ライン

格納容器スプレイ＊

燃料取替⽤⽔ピット

純⽔タンク＊

原⼦炉補機冷却⽔冷却器

格納容器ｽﾌﾟﾚｲﾎﾟﾝﾌﾟ

⾼圧注⼊ポンプ

余熱除去ポンプ

1200m3/h【２台/1ﾕﾆｯﾄ】

320m3/h【２台/1ﾕﾆｯﾄ】

1020m3/h【２台/1ﾕﾆｯﾄ】＜重⼤事故等対処設備＞

使⽤できない場合に備え恒設代替低圧注⽔ポンプ

原⼦炉容器
海⽔ポンプ

海

5300m3/h【３台/1ﾕﾆｯﾄ】

更なるバックアップ

可搬式代替低圧注⽔ポンプ（＋送⽔⾞）

150m3/h【2台/1ﾕﾆｯﾄ＋予備１台/2ﾕﾆｯﾄ】

電動補助給⽔ポンプ

タービン動補助給⽔ポンプ

140m3/h【２台/1ﾕﾆｯﾄ】

250m3/h【１台/1ﾕﾆｯﾄ】

使⽤できない場合に備え⼤容量ポンプ150m3/h【１台/１ﾕﾆｯﾄ】※：技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使⽤することは困難であるが、プラントの状況によっては事故対応に有効な設備蒸気（タービンへ）
復⽔
給⽔
ピット
＊

＜設計基準事故対処設備＞

4

使⽤できない
場合に備え

中圧ポンプ

＜多様性拡張設備※＞
50m3/h【１台/1ﾕﾆｯﾄ】

1800m3/h【2台/２ﾕﾆｯﾄ＋予備１台/2ﾕﾆｯﾄ】
前回再稼動後に2台追加
海⽔ポンプ予備モータ【1台/1ﾕﾆｯﾄ】

更なるバックアップ

送⽔⾞

300m3/h【2台/1ﾕﾆｯﾄ＋予備1台/2ﾕﾆｯﾄ】

⼤飯３，４号機 代替低圧注⽔ポンプの接続先

5恒設および可搬式代替低圧注⽔ポンプは、⾮常⽤炉⼼冷却設備（ECCS)である余熱除去ポンプまたは格納容器スプレイポンプが故障した際に、燃料取替⽤⽔ピットや復⽔ピット等を⽔源として代替炉⼼注⽔または代替格納容器スプレイを実施するために設置（配備）している。

【使⽤時期】①代替炉⼼注⽔
１次冷却材喪失事故（LOCA)が発⽣した際に・ECCSが故障した場合
・全交流電源⼜は原⼦炉補機冷却機能が喪失した場合②代替格納容器スプレイ
LOCAが発⽣し、格納容器内圧⼒がスプレイ作動設定値に到達した際に・格納容器スプレイポンプが故障した場合
・全交流電源⼜は原⼦炉補機冷却機能が喪失した場合②格納容器スプレイ

送⽔⾞
仮設組⽴式⽔槽
可搬式代替低圧
注⽔ポンプ
復⽔ピット

恒設代替低圧
注⽔ポンプ
格納容器
スプレイクーラ

M

①炉⼼注⼊
M

格納容器
スプレイポンプ

燃料取替
⽤⽔ピット
M

消⽕⽔系統

M
原⼦炉容器

海

余熱除去
ポンプ

M
余熱除去クーラ

M

弁の開閉状態は通常運転中の状態を⽰す⼤飯３，４号機 モックアップ訓練設備の運⽤改善
重⼤事故等発⽣時において実施する操作訓練については、実機で⾏うことが困難であるため、実機と同等の訓練⽤設備（モックアップ設備）を設置し、改善を図りながら訓練の実効性を向上。
モックアップ設備の設置

モックアップ設備の改善例

訓練名称

設置年⽉

タービン動補助給⽔ポンプ⼿動起動

平成27年6⽉

ディスタンスピース取替え

平成27年2⽉

可搬式代替低圧注⽔ポンプ出⼝配管接続

平成28年3⽉

可搬式使⽤済燃料ピット⽔位計設置

平成27年3⽉

主蒸気逃がし弁操作

平成27年3⽉

補機冷却⽔配管海⽔通⽔時排⽔ライン接続

平成28年3⽉

中央制御室空調ダンパ操作

平成27年4⽉

可搬型計測器によるパラメータ採取

平成24年6⽉

壁、保温等の障害物を設置し、可能な限り現場の狭隘な操作環境を模擬。
更に遮光カーテンの設置
モックアップ設備の設置場所にある全ての窓に遮光カーテンを設置し、電源喪失時の操作環境を模擬。(H29.3)

モックアップ設備による訓練実績(平成28年度)
訓練回数：270回（のべ約1700⼈）
受講対象者：ディスタンスピース取替え（給⽔要員）、タービン動補助給⽔ポンプ⼿動起動（運転⽀援要員）、可搬式代替低圧注⽔ポンプ
出⼝配管接続（運転⽀援要員、設備要員）、可搬式使⽤済燃料ピット⽔位計設置（設備要員）他

6原⼦炉および格納容器冷却⼿段の多様化（ディスタンスピース）

7

重⼤事故時に炉⼼や格納容器を冷却するための注⽔系統において、冷却⼿段の多様化を図るために、放射性物質や海⽔など、異なる流体を内包する系統と接続する対策を⾏っている。
放射性物質または海⽔を含む系統と含まない系統を接続する箇所には、通常運転中に他の設備に悪影響を及ぼさないよう、その境界にディスタンスピースを設置。通常は円盤状の「閉⽌⽤」が取り付けてあり、事故時等の通⽔時には中央に⽳が開いている「通⽔⽤」に取り替える運⽤となる。

②①格納容器スプレイ系統の場合：放射性物質を含む系統と含まない系統を区別②原⼦炉補機冷却⽔系統の場合：海⽔を含む系統と含まない系統を区別

海
⼤容量ポンプ

海

格納容器スプレイ

原⼦炉補冷却⽔系統

格納容器
再循環ユニット

海⽔ポンプ

原⼦炉補機
冷却⽔クーラ

原⼦炉補機
冷却⽔ポンプ⾃然対流による冷却

屋外
放出

M

格納容器スプレイ系統

M：ディスタンスピース

M

M
炉⼼注⼊

①

燃料取替
⽤⽔ピット

格納容器
スプレイクーラ

格納容器
スプレイポンプ

余熱除去
ポンプ

M

原⼦炉容器
余熱除去クーラ

M

【閉⽌⽤】
通常取付

【通⽔⽤】
通⽔時取付

弁の開閉状態は通常運転中の状態を⽰すICS（Incident Command System）の導⼊

8○ＩＣＳとは指揮命令系統の明確化、監督限界の設定、専⾨⽤語の共通化等の危機対応活動を定めた緊急時のマネジメン
トシステム。
ＩＣＳ導⼊の経緯○平成27年５⽉
国の総合資源エネルギー調査会傘下のワーキ
ンググループでの検討を踏まえ、国のみならず、事業者も含めた導⼊検討の期待が⽰されたことか
らＩＣＳ導⼊の検討を開始した。
○平成27年11⽉
当社として 「ＩＣＳの原則を踏まえた改善検討を進めていき、組織としての対応能⼒の強化を図っていく」こととした。
○平成28年3⽉
ＩＣＳの原則を踏まえ、緊急時対応能⼒向上に向けた中期的な進め⽅について⽅針をまとめ、平成28年度の原⼦⼒防災訓練から試⾏することとした。
・指揮命令系統の明確化（事業本部）
・インシデントコマンダー制の採⽤（事業本部）
・ＣＯＰ(共通運⽤図)の運⽤（事業本部・発電所）

ＩＣＳ導⼊の実績○原⼦⼒事業本部
・指揮命令系統の明確化等を平成28年度訓練から試⾏
・平成29年9⽉の訓練において、発電所が複数発災した場合を想定し、緊急時対策本部内の情報輻輳
等による混乱を防ぐため、発災発電所毎に担当統括（サイト統括）を配置○発電所
・原⼦⼒事業本部の⽅針に基づき、ＣＯＰ（共通
運⽤図）の運⽤を平成28年度の原⼦⼒防災訓練
から試⾏
ＩＣＳの導⼊にあたり、数ヶ⽉ほどの期間をかけて議論を重ね導⼊した。 今後も訓練等を通じた改善を積み重ね、事故対応の実効性を⾼めていく。

9

原⼦⼒事業本部－発電所の事故収束活動の体制
本店対策本部(原⼦⼒事業本部)

発電所対策本部
役割
事故収束

本部⻑
(発電所⻑)
指揮者(運営統括⻑)役割
発電所のサポート（プラント解析、資機材調達等)

副本部⻑

意⾒具申 （原⼦⼒安全統括他）

情報専任者
(副所⻑)

ICスタッフ(情報専任)

情報共有
依頼・報告

本部⻑
(社⻑)

ＩＣ：インシデントコマンダー(事業本部⻑)サイト統括(Ａ発電所）

発電班⻑

発電副班⻑

班員
(窓⼝)

班員

・・・・・・・・・・・・・・・・・・

安管班⻑

安管副班⻑

班員
(窓⼝)

原⼦⼒設備班⻑（発電）・・・・・・

技術⽀援係⻑
（運転）

・・・・・・

安全⽀援係⻑
（安管）

・・・・・・

係員(役職)

・・・・・・

係員(役職)

・・・・・・

係員
(窓⼝)

班員

サイト統括(Ｂ発電所）

係員

・・・・・・

原⼦⼒設備班⻑
（安全）

係員
(窓⼝)

係員

・・・・・・・・・・・・

情報共有
依頼・報告〇副本部⻑：本部⻑への意⾒具申など本部⻑を補佐する。
〇情報専任者：本店対策本部との窓⼝として情報共有、依頼・報告などを⾏う。
〇指揮者：プラントの状況把握、対応を⾏うとともに、適宜対応状況を本部⻑に報告する。

〇ＩＣ：本部⻑への報告・意⾒具申および指揮命令を⼀元的に発信する。
〇サイト統括：複数の発電所が発災した場合にインシデントコマンダーの下で発災発電所毎に事故対応を⾏う。
〇ＩＣスタッフ(情報専任)：発電所対策本部との窓⼝として情報共有、依頼・報告などを⾏う。
各本部内の指⽰・報告
各本部間の情報共有、依頼・報告

⼤飯３，４号機 ⾮常⽤ディーゼル発電機の⽕⼭灰対策に係る評価の⽐較 10
既許可では既往観測最⼤濃度に対して⾮常⽤ディーゼル発電機が運転可能なことを確認、
規則改正案の濃度に対しては設備対策により運転可能なことを確認している。
現⾏規制（⼤飯３，４号機 設置許可）
⽕⼭灰の想定設備（フィルタによる⽕⼭灰対策）

体制（フィルタ取替など）
フィルタ取替時間
評価

規則改正案への対応評価（カートリッジ式の分割フィルタ）・既往観測最⼤濃度
セントヘレンズ⽕⼭（0.033g/m３）

・設置許可にて確認された堆積量から推定する⼿法による濃度（約1.5g/m３）

・吸気⼝にフィルタをボルトで固定（5分割）

・格⼦状のフレームにカートリッジフィルタを挿⼊（８段×３分割）・⾮常⽤ディーゼル発電機を停⽌せずに取替可能（２台を同時に運転）・閉⽌板を挿⼊し⾮常⽤ディーゼル発電機を停⽌せずに取替可能（２台を同時に運転）（フィルタの性能、⾮常⽤ディーゼル発電機の吸気量は現⾏と同様）

・１２名／２台必要

・８名／２台必要

・約２０分

・約２０分

・0.033g/m３ の濃度に対し運転可能※１・1.5g/m３ の濃度に対し運転可能※２※１：保守的にフィルタ表層部分（フィルタ体積の1%）のみで灰が捕集されると想定した場合の⽕⼭灰捕集量（1,000g/m2） を⽤いて評価。
※２：関⻄電⼒にて実機と同性能のフィルタを⽤い、実機での⾵速を模して実施した簡易試験データに基づく⽕⼭灰捕集量（20,000g/m2）を⽤いて評価。（原⼦⼒規制委員会 降下⽕砕物の影響評価に関する検討チームにて説明済み）

⼤飯３，４号機 ⾮常⽤ディーゼル発電機の機能維持のための対策※H29.9.20配備完了

改良型フィルタ※イメージ図（A－吸気消⾳器室）
概要図

断⾯図
建屋

抜出⽅向
閉⽌板

フィルタフレーム

吸気消⾳器

吸気
消⾳器室

フィルタエレメント(３個/段)
空気の流れ

⾮常⽤ディー
ゼル発電機へ

⾮常⽤
ディーゼル
発電機室

改良型
フィルタ

平⾯図
改良型フィルタ○ 通常時は、保守や点検など管理⾯で優れる既存フィルタを使⽤○ 発電所への降灰時は、運転継続しつつフィルタ取替する観点から、
既存フィルタを取り外し、専⽤設計した改良型フィルタを装着

Ａ－
吸気消⾳器

○ 改良型フィルタは、周辺機器の配置を考慮し、フィルタの取替えを効率的に実施できるよう、配置、形状に配慮
清掃場所○ 改良型フィルタの清掃は、取り除いた灰を吸い込まないように、吸気消⾳器室の外に出たエリアで実施

UP

UP○ 清掃で出た灰については、袋に収納し、清掃作業の妨げにならない場所に保管11

⼤飯３，４号機 代替電源設備その他の炉⼼を冷却するために必要な設備 12○ 降灰時、⾮常⽤ディーゼル発電機等の停⽌による全交流電源喪失（ＳＢＯ）を想定○ 蒸気発⽣器による炉⼼冷却機能の維持のため、⾮常⽤ディーゼル発電機の代替電源設備として、仮設中圧ポンプの駆動⽤に、配備済みの電源⾞をタービン建屋内に移動○ タービン建屋内に電源⾞を配置することにより、⽕⼭灰の影響を受けないことを確認
【設備】

【⼿順】

・仮設中圧ポンプ（１台／ユニット）→ 多様性拡張設備※１を使⽤外周建屋内に設置済み
吐出圧３ＭＰａ、電気容量７５ｋW①：電源⾞移動
背⾯道路からタービン建屋内へ・電源⾞（１台/ユニット）→ 可搬型ＳＡ設備を使⽤
背⾯道路等に配備済み
電気容量４８８ｋＷ（５台保有※２）・⾼圧ケーブル（約１００ｍ／ユニット）→４号機タービン建屋内に配備済み※１：事業者が⾃主的安全性向上の観点で設置した設備。新規制
基準への適合性審査でも、重⼤事故等対策としての有効性を
原⼦⼒規制委員会が確認。
※２：直流専⽤の電源⾞を除く②－１：⾼圧ケーブル敷設
電源⾞－メタクラ間②－２：給電準備
メタクラ遮断器投⼊、
パワーセンタへの給電準備③：給⽔準備仮設中圧ポンプの供給ライン接続、ポンプ起動＜対応時期＞①：降灰予報（多量）後、直ちに開始②、③：ＳＢＯ発⽣後に開始

⽕⼭影響等発⽣時の体制整備等に係る規制要求への対応○⼤飯３，４号機の⽕⼭灰への対応について、改正規則案に基づき体制等を整備
改正規則案の主な内容とその対応
⽕⼭影響等発⽣時における発電⽤原⼦炉施設の保全のための活動を⾏うために必要な計画を策定すること→ 降灰時におけるフィルタ取付け・取替⼿順、配備済みの可搬型設備等による炉⼼冷却⼿順、全交流電源喪失後の⼿順等を整備
要員を配置すること→ 降灰時における上記⼿順に必要な要員を配置
フィルターその他の資機材を備え付けること→ ⾮常⽤ディーゼル発電機の着脱式フィルタの配置や配備済みの可搬型設備等により対応
その他、「要員に対する訓練に関する措置を講じること」等についての要求についても対応

改正規則の施⾏後、上記対策を反映した保安規定変更認可申請を⾏う予定

13

⼤飯３，４号機 ⽕⼭灰影響評価に係るまとめ
z ⼤飯発電所への⽕⼭灰の影響を評価するにあたり、活動性の認められる⽕⼭のうち、最も早く⽕⼭灰が到達すると想定される⼤⼭を前提に評価。
（発電所からの距離約200km）
z ⼤飯発電所の堆積量10cmから、気中降下⽕砕物
濃度1.5g/m3を算出し、対応可能な設備対策として、
⾮常⽤ディーゼル発電機の改良型フィルタを配備。

14

⼤飯発電所
⼤⼭

図１ ⼤飯発電所と⼤⼭の位置関係

z 噴⽕から約10分後に降灰予報を受信し、「降灰予報(多量)」がおおい町に発表された場合、原⼦炉を⼿動停⽌し、改良型フィルタの設置や仮設中圧ポンプ等の準備を開始する。
z 降灰開始後（噴⽕から約1時間後）、改良型フィルタの取替作業により、⾮常⽤ディーゼル
発電機の機能を維持する。
z ⾮常⽤ディーゼル発電機が機能喪失した場合には、タービン動補助給⽔ポンプや仮設中圧ポンプにより炉⼼冷却機能を維持する。
z 改正規則の施⾏後、上記対策を反映した保安規定変更認可申請を⾏う予定。
z 定期的に⽕⼭に対する新知⾒の確認を⾏い、新知⾒が得られた場合に安全性を評価する
運⽤としている。

外部ハザード（地震、津波、⻯巻、⽕⼭等）時における原⼦炉停⽌判断 15
外部ハザード発⽣時における⼤飯３，４号機の原⼦炉停⽌判断基準においては、「⼤飯発電所
３，４号機事故時操作所則」に、以下のとおり規定。
原⼦炉停⽌の判断は当直課⻑が⾏う。
外部ハザードの種類

原⼦炉停⽌の判断基準（判断時期）
・系統、機器等に異常が発⽣し、プラント運転継続が困難と判断した場合

地震

(参考)
保護⽤地震計が設定値を超える揺れを観測した場合、系統や機器等の異常有無に関わらず原⼦炉は⾃動停⽌

津波・福井県と京都府のいずれかの津波予報区で⼤津波警報が発令された場合・潮位の異常低下により海⽔ポンプの運転継続ができない場合、または、循環⽔ポンプの翼開度を絞っても翼開度に⾒合った出⼝圧⼒を維持できない場合

⻯巻・格納容器排気筒が損傷し、原⼦炉保修課⻑が応急補修が困難と判断した場合・アニュラス区画構造物が損傷し、⼟⽊建築課⻑が応急補修が困難と判断した場合

⽕⼭
（降灰）

・おおい町に「降灰予報（多量）」が発表された場合

地滑り
（⼤⾬）

・発電所構内の⼤⾕⼝で地滑りが発⽣し、⼟⽊建築課⻑が⼟砂撤去が困難と判断した場合

⼤飯3,4号機 新規制基準を踏まえた運転シミュレータ訓練の充実

16〇福島第⼀原⼦⼒発電所事故以降、重⼤事故等対策設備を計画的にシミュレータに反映し、重⼤事故への対応訓練を実施。
〇さらなる充実を図るため、炉⼼溶融モデルを使⽤した炉⼼損傷後における対応訓練を導⼊予定。
（1）重⼤事故等への対応訓練の実施状況（平成３０年度内には炉⼼損傷後の対応訓練を導⼊）
平成２９年度

平成２３〜２８年度

プラント

上期

平成３０年度
下期

上期

下期▽H23 福島第⼀事故▽H25 新規制基準施⾏
ＳＡ対策設備のシミュレータへの反映（適宜実施）
︵

SA対策
訓練
の充実

︶

改
造
例

重⼤事故
シーケンス
に係る
訓練

＜重⼤事故対応訓練＞▲H24 空冷式⾮常⽤発電装置▲H25 ⼤容量ポンプ▲H26 ATWS※2緩和設備

継続的に反映（継続）
炉⼼溶融モデル※1導⼊・訓練シナリオ作成検証

訓練実施＜炉⼼損傷後の対応訓練＞【H28.1.28以降 中央制御室主体の成⽴性確認 追加】
７シーケンス（左記①〜⑤、⑦）⑨崩壊熱除去機能喪失【福島第⼀事故以前から実施】①２次冷却系からの除熱機能喪失 ②原⼦炉格納容器の除熱機能喪失 ③原⼦炉停⽌機能喪失④ECCS注⽔機能喪失 ⑤ECCS再循環機能喪失 ⑥格納容器バイパス（IS-LOCA）⑦格納容器バイパス（SGTR） ⑧全交流電源喪失（シールLOCAなし）（2）炉⼼損傷後の対応訓練内容
・ 格納容器破損防⽌シーケンスを模擬した重⼤事故に対処するための訓練
・ 事故対応上必要となる重要な判断（炉⼼損傷判断など）に関する訓練【炉⼼溶融モデル導⼊以降
炉⼼損傷後の訓練 追加】⑩格納容器過圧破損⑪格納容器過温破損⑫⽔素燃焼

⽔素燃焼に係る具体的なシミュレータ訓練
内容を次ページにて説明※1：軽⽔炉の炉⼼損傷、原⼦炉圧⼒容器破損、原⼦炉格納
容器破損から、放射性物質の発⽣・移⾏・放出に⾄る事故
シーケンス全般の現象解析に⽤いるプログラム※2：原⼦炉停⽌機能喪失

⽔素燃焼シーケンスへの対応訓練

17＜⽔素燃焼シーケンス＞
１次冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）と⾼圧・低圧注⼊機能喪失が重畳、格納容器スプレイが動作する状況においては、
炉⼼露出・損傷により、断続的に発⽣する⽔素濃度の上昇が顕著となるため、⽔素濃度の挙動に留意した訓練を実施する。
【事象進展】
冷却材喪失（⼤破断）
所内電源あり低圧・⾼圧注⼊動作不能、格納容器スプレイ動作
炉⼼出⼝温度350℃⼜は格納容器
内⾼レンジエリアモニタ105mSv/h
炉⼼損傷
原⼦炉容器破損
溶融炉⼼放出【対応⼿順】
蒸気発⽣器２次側による炉⼼冷却＜⽔素燃焼シーケンスに着⽬した訓練項⽬＞

原⼦炉格納容器⽔素燃焼装置（イグナイタ）⾃動起動確認
低圧・⾼圧注⼊系回復操作
恒設代替低圧注⽔ポンプ起動準備
可搬型格納容器⽔素ガス濃度計
起動及び測定イグナイタの作動状況確認

格納容器内⽔素濃度の確認

短期的にも⽔素爆轟に⾄らず、原⼦炉格納容器の⽔素濃度は徐々に減少、⽔素は蓄積しない。

原⼦炉格納容器内の継続的除熱【訓練内容】

格納容器内圧⼒・温度の確認

左記の事象進展を模擬し、⽔素燃焼シーケ
ンスのプラント挙動を確認するとともに、格納容器破損防⽌のための操作判断と正･負の影
響評価、操作後のパラメータフォローによる効果の確認を実施する。
①イグナイタの起動確認（⼿動起動含む）②格納容器内⽔素濃度の挙動確認③格納容器内圧⼒・温度の挙動確認④スプレイ作動による⽔素濃度上昇を考慮した⼀時的停⽌とスプレイ再開

参 考

発電所における緊急時対応体制の強化
監督(※)
福島第一原子力発電所事故前強化

現在②(※)：「原⼦⼒安全統括」は本部
⻑(発電所⻑)とともに、報告・指⽰事項について確認する

３、４号 炉主任

発電班
保修班

報告

本部⻑
（発電所⻑）

情報班

放射線管理班

指⽰

３号指揮者
報告(※)

広報班

安全管理班

監督

指⽰

総務班

本部長
（所長）

３号機
原⼦炉主任技術者

①

意⾒
具申

副本部⻑
・原⼦⼒安全統括(※)
・技術系の副所⻑
・安全・防災室⻑
・運営統括⻑
・品質保証室⻑

指⽰

指⽰

本部附

３号機対応
総務班
広報班
情報班

②
監督(※)

総務班

放管班

広報班

発電班

情報班

保修班

安管班
放管班
発電班

報告
監督

４号機
原⼦炉主任技術者

保修班

２ユニット同時発災の場合も、ユニット毎に対応班を配置①【原⼦⼒安全統括を配置】○発電所の体制に、所⻑に次ぐ職位として設置し、原⼦⼒安全システム全体を俯瞰する⼈材を配置。（平成２６年６⽉）○発電所⻑の技術的判断のサポートを⾏う参謀。
○各ユニット指揮者や各班⻑の報告、原⼦炉主任技術者の指⽰などを発電所⻑とともに確認、
対応の⽅向性や対策の優先度、対策の有効性などについて助⾔・意⾒具申し、発電所⻑を⽀援。

②【ユニット毎に原⼦炉主任技術者を配置】○選任要件：①炉毎の選任、②実務従事期間等を考慮○同⼀型式の原⼦炉の兼任は認めないこととなった。（平成２５年７⽉法改正）○独⽴した⽴場で監督を⾏い、重⼤事故等の拡⼤防⽌⼜は影響緩和を図る。
○３，４号炉同時被災時でも、炉毎に選任された原⼦炉主任技術者により、炉毎に的確に指⽰。

③【ユニット毎に対応班を明確化】〇指揮者並びに各班の対応者を分別

４号機対応

安管班

４号指揮者
報告(※)

③

同時発災に備えた原⼦⼒事業本部の指揮命令系統の明確化●同時発災時は、情報輻輳による混乱を防⽌すると共に本部要員が的確に⾏動するため、副事業本部⻑クラス（３名）から発災
サイト毎の統括を指名し、原則として担当統括の指揮の下で独⽴的に対応。
●本部⻑・ＩＣ（ｲﾝｼﾃﾞﾝﾄｺﾏﾝﾀﾞｰ）※ は、必要に応じ、担当統括に対して指⽰・指導・助⾔。

複数サイト発災時の体制

単独サイト発災時の体制

原⼦⼒設備班本部⻑
（社⻑）ｲﾝｼﾃﾞﾝﾄｺﾏﾝﾀﾞｰ（事業本部⻑）原⼦⼒設備班
総務班
広報班

総務班
本部⻑
（社⻑）

Ａサイト統括（副事業本部⻑）即応Ｃ対応Ｔ

ｲﾝｼﾃﾞﾝﾄｺﾏﾝﾀﾞｰ（事業本部⻑）即応Ｃ対応Ｔ
ＩＣｽﾀｯﾌ
住⺠対応Ｔ
現地⽀援Ｔ

広報班

ＩＣｽﾀｯﾌ
Ｂサイト統括（副事業本部⻑）住⺠対応Ｔ

原⼦⼒設備班

現地⽀援Ｔ

総務班
広報班
即応Ｃ対応Ｔ
住⺠対応Ｔ
現地⽀援Ｔ※現場指揮官。緊急時対応に係る全ての重要事項の報告を受け、本部内への指揮命令を⼀元的に発信する⼈物。

同時発災に備えた原⼦⼒事業本部緊急時対策本部のレイアウト変更・設備増強●前⾴の組織の分離を有効に機能させるため、本店緊急時対策本部のレイアウトも発災サイト毎で分離して対応。
（本部⻑・ＩＣはＡサイト本部席で両サイトの対応を指揮することとし、本部⻑・ＩＣ⽤のＢサイト状況確認モニタを設置。）●また分離に際してＢサイト専⽤の本部席・モニタを新たに設置。
=同時発災ハード対策
情報提供システム
操作卓

原子力系
ＦＡＸ

Ｂサイト⽤

Ａサイト⽤
情報係

ＩＮＳＳ

カラーＦＡＸ

広報係

安全支援係

ＫＩＮＤ
プリン
ター

Ｂサイト専⽤本部席設置

モ
ニ
タ

ＩＣ
スタッフ

モ
ニ
タ

技術支援
係

Ｂサイト専⽤モニタ設置
プラントメーカー

モ
ニ
タ
モ
ニ
タ
モ
ニ
タ

本部長・ＩＣ用
Ｂサイトモニタモ
ニタ

プラントメーカーＴＶ

メイン本部席

本部席

情報係

広報係

ＫＩＮＤ
プリンター

技術支援係
本部⻑（社⻑）ＩＣ（副社⻑）

ＩＣ
スタッフ
情報提供
システム
操作卓

ＳＰＤＳ
収容架

即応センター
対応チーム

書画
装置

本部⻑・ＩＣ⽤のＢサイト
状況確認⽤モニタ設置

安全支援係

総務班
損害賠償担当Ｔ

現地支援Ｔ
国TV会議

書画
装置

住民対応
チーム

降灰予報で使⽤する降灰階級表（出所）気象庁ＨＰ

降灰予報について（出所）気象庁ＨＰ

⼤飯３，４号機 降灰時の仮設中圧ポンプによる給⽔⼿段の配置
仮設中圧ポンプ③仮設中圧ポンプへの給電

外周建屋
制御建屋

タービン建屋②－２メタクラ〜パワーセンタへの給電①電源⾞移動②－１電源⾞〜メタクラへケーブル敷設（凡例）
ケーブル敷設ルート（恒設）
ケーブル敷設ルート（可搬）電源⾞移動ルート

電源⾞保管場所
電源⾞移動場所

⼤飯３，４号機 降灰時の仮設中圧ポンプへの電源供給系統
配置上、B系への接続のほうがケーブル敷設が短く、早期実施可能

外部電源は
外部電源の
喪失を想定

外部電源

外部電源
No.1予備変圧器

No.2予備変圧器
6.6kV 4-B
所内⾮常⽤⾼圧⺟線

6.6kV 4-A
所内⾮常⽤⾼圧⺟線
電源⾞接続⼝メタクラ

電源⾞（オープンハッチ内に停⾞）

加圧器逃がし弁⽤
可搬式空気圧縮機

DG

B-⾮常⽤
ディーゼル発電機

440V 3-B1(2)
所内⾮常⽤低圧⺟線

アニュラス

DG

降灰により⾮常⽤ディーゼル
C/V
発電機運転不可を想定
蓄圧タンク出⼝弁

代替所内
電気設備
変圧器

440V 3-A1(2)
所内⾮常⽤低圧⺟線
パワーセンタ

440V A1(2)原⼦炉コントロールセンタ

代替所内電気設備
分電盤
蓄電池

蓄電池

充電器

※1

125V
B－⾮常⽤直流⺟線

125V
A－⾮常⽤直流⺟線

可搬式整流器

※1

※1

充電器

仮設中圧ポンプ

440V B1(2)原⼦炉コントロールセンタ

空冷式⾮常⽤発電装置

A-⾮常⽤
ディーゼル発電機

空気浄化ファン

パワーセンタ

降灰により空冷式
⾮常⽤発電装置
運転不可を想定※2※2Ａ計装⽤電源装置

Ｃ計装⽤電源装置

Ｂ計装⽤電源装置

Ｄ計装⽤電源装置

起動盤（凡例）： 遮断器「⼊」
恒設代替低圧注⽔ﾎﾟﾝﾌﾟ： 遮断器「切」： 可搬ケーブル： 受電時⼊操作

⼤飯３，４号機 原⼦炉格納容器内機器配置
１次冷却材系統概略図③
蒸気発⽣器

余熱除去系統

④
①
M

③

②

③
EL.33.16M①

EL.33.6M
背⾯道路
①

②
④

④
下部キャビティーEL.9.4M

EL.17.6M

機器名称等①蓄圧タンク
基数：４基／1ﾕﾆｯﾄ②原⼦炉圧⼒容器
基数：１基／1ﾕﾆｯﾄ③蒸気発⽣器
基数：４基／1ﾕﾆｯﾄ④１次冷却材ポンプ
台数：４台／1ﾕﾆｯﾄ

新規制基準対応完了後の技術（設備設計根拠等）継承
福島第⼀原⼦⼒発電所事故発⽣以降
H24.9.21

福島第⼀原⼦⼒発電所事故に対応するための組織の設置
福島第⼀原⼦⼒発電所事故を踏まえ、原⼦⼒発電の⾃主的・継続的な安全性向上の取組みを推進する中で、原⼦⼒事業本部各グループ、本店⼟⽊建築室を横断的に活⽤する組織を⽴ち上げ、シビアアクシデント
対策を遂⾏する推進⼒の更なる強化につなげることを⽬的に、「シビアアクシデント対策プロジェクトチーム（ＳＡＰＴ）」を平成２４年９⽉２１⽇に設置。
シビアアクシデント対策プロジェクトチームの主な業務内容○新規制基準導⼊以前
・海外の規制状況の関連情報等を収集
・新規制基準（案）に対するシビアアクシデント（以下ＳＡ）対策についての基本戦略を策定。

H25.7.8○新規制基準導⼊後・ＳＡ対策に係る原⼦⼒事業本部、発電所の全体統括
・新規制基準の適合性審査取りまとめ（原⼦⼒規制庁の具体的要求事項）

現在

シビアアクシデント対策プロジェクトチームの現状
これまでの経験、ノウハウを蓄積を活かし、特定重⼤事故対処施設にかかる許認可対応を推進中。
ＳＡ対応を始めとする新規制基準対応業務については、今後の技術継承の観点から、海外情報等の新知⾒を収集する仕組みの構築や、組織対応（発電所への専⾨課の設置、原⼦⼒事業本部における設計所管
箇所の明確化）により、通常組織における業務へと移⾏中。

今後業務移管および技術継承
・審査会合等の審査の場において具体化されたＳＡに関する要求事項について、資料、議事録等を閲覧可能な状態に維持管理していく。
・ＳＡに関する技術情報、ノウハウに関し、設計所管箇所において必要なものについてマニュアルを作成し、組織的に継承していく。

地震観測および影響評価を⾏う体制について○⽬的
観測記録の管理、解析等を⾏う体制の強化及び地震発⽣時の対応等を速やかに実施するため、地震観測および影響評価に関する各所の役割分担を整理。（平成28年3⽉）
原⼦⼒事業本部
（美浜町）

観測記録

建屋での観測記録
地盤での観測記録

・地震観測装置の管理（拡充計画）
・観測記録の管理（データ保管）

得られた知⾒を踏まえ、必要に応じて、施設の耐震安全性の向上を⾏う

・施設の耐震安全性への影響評価※（建屋での観測記録を⽤いる）

観測記録

地盤での観測記録

発電所
・地震観測装置の管理（維持（点検・修繕））：定例的な処理：必要に応じての処理

地震動の評価で得られた知⾒を
必要に応じて報告

本店 ⼟⽊建築室（⼤阪府）
・地震動の評価※（地盤での観測記録を⽤いる）※：今後、地震観測記録を蓄積した上で分析・評価を⾏っていくとともに、得られた知⾒を必要に応じて、地震動評価、施設の耐震性評価に反映していく。

⽔素燃焼に係る判断基準〇新規制基準(実⽤発電⽤原⼦炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則)
第37条２ 発電⽤原⼦炉施設は、重⼤事故が発⽣した場合において、原⼦炉格納容器の破損及び⼯場等外への放射性物質の異常な⽔準の放出を防⽌するために必要な措置を講じたものでなければならない。
（上記基準の解釈）
第37条 2-2 上記「原⼦炉格納容器の破損及び⼯場等外への放射性物質の異常な⽔準の放出を防⽌するために必要な措置を講じたもの」とは次に掲げる要件を満たすものであること。
(a) 想定する格納容器破損モードに対して、原⼦炉格納容器の破損を防⽌し、かつ、放射性物質が異常な⽔準で敷地外へ放出されることを防⽌する対策に有効性があることを確認する。
2-3 上記「有効性があることを確認する」とは、以下の評価項⽬を概ね満⾜することを確認することをいう。
(f) 原⼦炉格納容器が破損する可能性のある⽔素の爆轟を防⽌すること。
(g) 可燃性ガスの蓄積、燃焼が⽣じた場合においても、「原⼦炉格納容器バウンダリにかかる圧⼒が最⾼使⽤圧⼒⼜は限界圧⼒を下回ること」の要件を満⾜すること
2-4 上記「原⼦炉格納容器が破損する可能性のある⽔素の爆轟を防⽌すること」とは、以下の要件を満たすこと。
(a) 原⼦炉格納容器内の⽔素濃度がドライ条件に換算して13vol％以下⼜は酸素濃度が5vol％以下であること

爆轟領域

90

10

80

20
30
40

50

)

40

⽔蒸気濃度
55%

60
70

30

出典：Z.M. Shapiro, T.R. Moffette, "HYDROGEN
FLAMMABILITY DATA AND APPLICATIONTO PWR LOSS-OF- COOLANT ACCIDENT",
WAPD-SC-545, U.S. Atomic Energy
Commission, Pittsburgh, PA, 1957, 13 pp.

(%

50

度

空気

60

気濃

可燃領域

濃度

(%

)

70

⽔蒸

〇事業者の⾃主基準
格納容器内局所⽔素濃度が13%以下、
もしくは⽔蒸気濃度が55%以上

100

20

80

10

90
100

100

90

80

70

60

50

40

30

20

10

⽔素濃度 (%)

空気、⽔素、⽔蒸気の3元図

⽔素濃度
13%

炉⼼の著しい損傷発⽣時の⽔素濃度（GOTHICによる評価）○概要
⽔素爆轟の観点で最も厳しい事象である、
格納容器内への⽔素の放出速度が⼤きい「⼤LOCA+ECCS注⼊失敗」を選定し、解析コードGOTHICを⽤いて⽔素濃度分布推移を評価する。

s7

s8

s9

s4
s
4

s5
s
5

s6
s
6

s1

ss2
2

s3

上部区画9分割イメージ（Level1）
Level2：s10〜s18
Level3：s19〜s27○計算⼿法

格納容器をノード分割し、区画内で発⽣する
⽔素分布・⽔蒸気分布の推移を計算する。
 上部区画垂直⽅向に3Levelにノード分割、各Levelは9区画にノード分割（s2,s4,s6はＰＡＲ※1設置ノード）
 下部区画
原⼦炉キャビティ、各ループ室※2外周等
各区画ごとに分割

Level 3
上部区画

Level 2
Level 1下部区画

※1：静的触媒式⽔素再結合装置※2：1次冷却材配管等が敷設されている部屋

上部・下部垂直⽅向分割イメージ

⽔素燃焼に係る解析結果(⼤飯3,4号機⼤破断LOCA+ECCS注⼊失敗)
最高値約 12.8vol％（約 1.7 時間）

14

13vol%
13％

静的触媒式水素再結合装置の効果による原子炉格納容器内の水素濃度低下

12
10

-

原子炉格納容器内の平均水素濃度(vol％)

原子炉格納容器全体平均ドライ水素濃度
原子炉格納容器全体平均ウェット水素濃度

原子炉容器破損（約 1.4 時間）

864

炉心溶融開始（約 27 分）

2

原子炉格納容器内の各区画水素濃度（ドライ）

16

16
14
12
水素濃度は均一に混合10原子炉容器破損(約 1.4 時間)

8

上部区画上段（中心位置）
上部区画中段（中心位置）
上部区画下段（中心位置）
ループ室（破断区画）
外周部
原子炉下部キャビティ区画

642

炉心溶融開始(約 27 分)(vol％)
0

0
0

5

10
時

15
間

20

25

(時)

原⼦炉格納容器内平均⽔素濃度の推移

0

1

2

3
時

間

4

5

6

(時)

代表的な区画の⽔素濃度の推移

炉⼼溶融開始後から原⼦炉格納容器内の⽔素濃度は上昇するが、平均⽔素濃度（ドライ換算）は最⼤約12.8%であり、判断基準13vol%を下回る。発⽣した⽔素が全て燃焼に寄与することを想定した場合の圧⼒は約0.50MPaであり、最⾼使⽤圧⼒の2倍(0.78MPa)を下回る。
また、各区画の挙動では、炉⼼溶融後は破断⼝からの⽔素放出により破断区画での⽔素濃度が⽐較
的⾼く推移するが、他区画の⽔素濃度も同程度の傾きで上昇している。さらに、原⼦炉容器破損直後は、
原⼦炉下部キャビティに落下した溶融炉⼼と⽔との反応により、⼀時的に原⼦炉下部キャビティ区画及び外周部区画での⽔素濃度が⾼くなるが、速やかに混合し、原⼦炉格納容器内全体がほぼ均⼀な⽔素濃度挙動となっている。

格納容器内で⽔素が発⽣した場合に滞留する可能性のある箇所
⽔素爆轟の観点で最も厳しい事象である「⼤LOCA+ECCS注⼊失敗」のケースを選定し、発⽣する⽔素濃度推移を計算。結果、⼀時的に⽔素濃度が13%に達する箇所は３箇所あった。

A

原⼦炉下部キャビティ

EL.26.0mのC,D ループ室外周部
EL.26.0mのA,B ループ室外周部

B
格納容器

EL.26.0mのループ室外周部

13%

原⼦炉下部キャビティ

⽔素濃度の時間推移時

⽔素滞留箇所イメージ

間⼀時的に爆轟領域に達するが、⽔素爆轟が起こる可能性があるのか、爆轟に⾄る知⾒から検討する。（次⾴）

⽔素濃度が13%に達する箇所での空気、⽔素、⽔蒸気の３元図

AB

原⼦炉下部キャビティ
⽔素濃度が13%を超えて爆轟領域に達する（炉内計装管部も含めた空間気相部の平均濃度）

EL.26.0 mのC,D ループ室外周部

EL.26.0 mのA,B ループ室外周部

⽔素濃度が13%を超えるが、爆轟領域に達しない

原⼦炉下部キャビティにおける⽔素爆轟の可能性について
原⼦炉容器(RV)破損直後の⽔素⽣成に対して、最も通過しやすいと考えられるRVフランジ鉛直パスについて考察。

①⾼濃度⽔素の存在

⽔素が格納容器内に拡散・原⼦炉下部キャビティで放出された⽔素は、
RVフランジ鉛直パスを通過するが、狭い空間であるため、短時間に⽔素で満たされるＡ

ﾎｯﾄﾚｸﾞ下端

・鉛直パスでは⼤量に発⽣した⽔素が空気を上部へ押し出す状態となり、⽔素と空気が混合状態となる前に⽔素で満たされる(①－１「空気と⽔素が分離」に近い状態)
・仮に燃焼したとしてもキャビティ内圧は約0.5MPaであり、原⼦炉下部キャビティの健全性に影響しない

②体系

Ｂ

約3m

〇

原⼦炉
下部
ｷｬﾋﾞﾃｨ

〇

⽔⾯

ＲＶ
〇

〇

〇

〇

〇

〇

RV破損後に発⽣する⽔蒸気により、速やかにウェットな環境となる

〇

⽔素⽣成

⑤障害物の有無

細⻑い閉空間ではない③助⾛距離
キャビティ⽔⾯から⾼温側配管(ホットレグ)
までは約3mであり助⾛距離としては不⼗分である

Ｂ RV胴部はキャビティ壁との隙間が約3〜6cm

④環境

〇

〇

キャビティ気相部
Ａ RVフランジ鉛直パス（約5.1cmの隙間が円周に亘ってあり）

障害物がない原⼦炉容器(RV)および
原⼦炉下部キャビティ断⾯図

溶融
炉⼼

原⼦炉下部キャビティ気相部では⼀時的に爆轟領域になる期間はあるものの、⽔素爆轟が起きにく
い体系・状況であり、爆轟に⾄る可能性は⾮常に低いと考える。
なお、⽔素燃焼挙動に関する知⾒については国の技術開発委託事業等で研究が進められている。