主題３．原子力発電のエネルギーの源くっついたり離れたりするとエネルギー（２）2-3-2-1

３．原子力発電のエネルギーの源くっついたり離れたりするとエネルギー（２）
どうやって冷やすの？
様々な状況において、どのようにして燃料を冷却する仕組みになっているか調べてみよう。

３．原子力発電の仕組み
核分裂反応で発生した熱で蒸気をつくり、タービンを回して発電する。日本で利用されている原子炉には、右図に示す二つのタイプがある。
沸騰水型原子炉は蒸気をつくる装置の構成が単純だが、放射線を含む蒸気がタービンへ直接送られるので、放射線に気を使う範囲が広くなる。加圧水型原子炉は構造が複雑になるものの、放射線と関わる部分をコンパクトにまとめることが可能となる。
タービンに送られる蒸気の圧力と温度は、両タイプとも 6.8Mpa、280℃程度である。タービン側の基本的仕組みは火力発電所と同じである（主題 2「電気を届ける仕組み」参照）。

原子炉容器内の燃料の熱で冷却水を沸騰させて蒸気をつくる。
沸騰水型原子炉（BWR：Boiling Water Reactor）（二次系）【両タイプに共通する設備】
・原子炉容器：燃料を入れた鋼鉄製の容器
・格納容器：原子炉などの主要機器を格納する容器
・制御棒：核分裂の量（出力）を調整する装置
・ポンプ：水を送る装置【ＢＷＲの設備】・圧力抑制プール：漏れた蒸気をここに逃がし冷却して格納容器の圧力が上がるのを防ぐ緊急用の設備【ＰＷＲの設備】
・加圧器：原子炉側の冷却水の圧力を維持する装置
・蒸気発生器：原子炉側（一次系）の水の熱でタービン側（二次系）の水を沸騰させて蒸気をつくる装置（一次系）

原子炉容器内の燃料の熱を循環する冷却水で蒸気発生器に伝え、蒸気発生器の反対側（二次系）の冷却水を沸騰させて蒸気をつくる。
原子炉側（一次系）の水は沸騰しないように高い圧力がかけられている。
加圧水型原子炉（PWR：Pressurized Water Reactor）：次ページの図も含めてモータを表す――――――――――――――――――――――――――――――――――――――――――――――――――＜BWR と PWR の歴史＞

カーであるゼネラル・エレクトリック社（GE）が開発し、1960当初、核兵器のために開発が進められた原子力エネルギーの年に世界最初の BWR、ドレスデン発電所が完成した。

発電への利用は、1953 年 12 月の国連総会での米国アイゼンハ

それぞれのタイプの日本国内での運転は、BWR は 1970 年 3

ワー大統領の演説「Atoms for Peace（平和のための原子力）」

月に日本原子力発電㈱敦賀１号機から、PWR は 1970 年 11 月を契機に始まった。に関西電力㈱美浜１号機から始まった。東京電力㈱の福島第一沸騰水型原子炉（BWR）も加圧水型原子炉（PWR）も米国１号機（BWR）は 1971 年 3 月に運転を開始した。

で開発された原子炉である。PWR は元々は原子力潜水艦ノーチ

これらの発電所の主契約者はそれぞれ、BWR が GE、PWRラス号の動力源として、当時の総合電機メーカーの一つであるが WH であったが、日本の重電機メーカーは GE と WH から技ウェスティングハウス社（WH）によって開発された。その後、術を取り入れて成長した経緯があり、GE の技術は㈱東芝・㈱日発電用に転用され、1957 年に世界最初の PWR、シッピングポ

立製作所・石川島播磨重工業㈱に、WH の技術は三菱重工㈱・ート発電所が完成した。一方、BWR はもう一つの総合電機メー三菱電機㈱に伝えられ、その後の国産化が進展した。

2-3-2-2

４．残留熱を取る仕組み
緊急事態が発生した場合、周辺へ放射性物質が放出されるのを防止するため、①（原子炉を）止めて②（燃料を）冷やして③（放射性物質を）閉じ込めることが必要だ。

「止める」は制御棒の、「閉じ込める」は格納容器などの、「冷やす」は緊急用の注入ポンプなどの役割だ。
原子炉が止まっても残留熱があるため、燃料はずっと冷し続ける必要がある。このため、冷却に使う装置やそれを動かす動力源（電源や蒸気）は、複数準備されている。

【通常停止時の冷却設備】【緊急時用の冷却設備】

残留熱除去系※１
海水
原子炉容器
及び格納容器へ

熱交換器

原子炉からの蒸気※２

福島第一１号機の蒸気を使った装置は、非常用復水器と呼ばれる別の方式のものである

送電線(通常の電源)
非常用発電機 Gen

交流電源

原子炉容器
及び格納容器へ蒸気発生器へ

蒸気発生器からの蒸気※２

熱交換器

海水
余熱除去系※１

蒸気発生器を冷やすと原子炉側の水が冷え密度差で循環して原子炉が冷やされる※２：両タイプとも交流電源がない場合の動力源として、原子まとめ炉の熱によって発生した蒸気を利用できる。BWR の場合、・発電所の状況ごとに、冷却の仕組みを振り返ってみよう。

原子炉の蒸気を直接用いるので、ポンプの動力用や原子炉の除熱に利用された蒸気は、格納容器内の圧力抑制プールに放出される。PWR の場合は、蒸気発生器で放射性物質と※１：通常停止時の冷却設備は、沸騰水型原子炉では「残留熱切り離された側の蒸気を用いるので、ポンプの動力用も蒸除去系」と、加圧水型原子炉では「予熱除去系」と呼ばれ気発生器の除熱に利用された蒸気も格納容器外の大気に放ているが、開発メーカーが用いている名称の違いであり、出でき、圧力抑制プールは不要である。

基本的な役割は同じである。

2-3-2-3

主題３「原子力発電のエネルギーの源（くっついたり離れたりするとエネルギー（２））」の学習展開
授業のねらい：原子炉で一旦使用した燃料には崩壊熱に伴う発熱があるため、様々な状況において燃料の冷却を維持することが安全確保に必要なことを学ぶ。
本時の学習は、主題 5「福島事故から学ぶ」の学習に向けて、原子力発電所の仕組みや冷却方法について理解を深めておきたいと考える教師のために構成した。このため、原子炉の基本的な構造と、原子力発電所の通常運転時、原子炉停止時、そして緊急時における冷却の仕組みの解説が主な内容となっている。不要と思われる場合は、以下の主題において適宜、ここでの内容を参照することで十分と考えられる。
所要時間：２時間（１と２あわせて）学習のポイント（２）
学習項目

学習のポイント

WS：ワークシート
教師用資料・WSとの関連等＜問いかけ＞
様々な状況において、どのように燃料前時において、原子炉の運転が停止しても崩壊を冷却する仕組みになっているか調べ 熱による発熱が続くことを学習した。これを踏まてみよう。
えて、原子炉で一旦使用した燃料は、原子炉の運転状態及び保管場所（原子炉又は使用済燃料プール内など）にかかわらず、常に何らかの冷却手段が確保されねばならないことへの気付きを確認する。
３．原子力発電の仕組み
発電用蒸気生産設備としての、沸騰水型原子炉（BWR）と加圧水型原子炉（PWR）の基本構造を、両者に共通するところと異なるところの比較を通して確認する。
BWR と PWR の構造
・BWR は原子炉で直接蒸気をつくり、PWR は 教師用 Q1－Q3両タイプに共通する設備
蒸気発生器を介して間接的につくることを確
それぞれのタイプに固有の設備認する。
W1「原子力発電の・PWR の加圧器は通常運転時用、BWR の圧力 仕組み」
抑制プールは緊急時用の設備である。両設備の原理を理解するには、ある程度の熱力学的知識が必要になる。
・生徒によっては蒸気（ゆげ）が圧力の上昇に結び付かないと聞く。やかんから漏れる蒸気は大気に放出されるため、それが身の周りの空気を圧迫することはないが、閉じ込められたやかん内部では圧力が上がり、蓋が押し上げられる。
日常生活での体験で確認させるとよい。
４．残留熱を取る仕組み
周辺環境への放射性物質の放出を防止するには、燃料の熱は取り除く一方、発熱源である燃料内の放射性物質は閉じ込めておく。そのためにはあらゆる状況において、燃料を冷却することが重要である。ここでは、通常停止時、緊急停止時における冷却の仕組みを確認する。
通常停止時の冷却設備
・BWR 及び PWR とも、専用の冷却系統を使っ 教師用 Q4て最終的に海水によって継続的に冷却される WS2「停止時に残ことを確認する。
留熱を取り除く仕組み」

2-3-2-4

学習項目

緊急時用の冷却設備使用済燃料の冷却設備

＜まとめ＞
・振り返り

学習のポイント

教師用資料・WSとの関連等

・時折、最終ヒートシンクという専門用語が聞かれるが、これは最終的な熱の逃がし場を指す専門用語である。このケースでは海が最終ヒートシンクである。水冷エンジンの車であっても、その熱はラジエータで空気へ逃がしているので、最終ヒートシンクは大気である。最終ヒー
トシンクが適切に用意されないと、システムは過熱に至る恐れがある。
・止めて・冷やして・閉じ込めるが基本であり、 教師用 Q5－Q9それぞれのタイプに応じて緊急時用の設備が用意されていることを確認する。
・交流電源なくなっても一定期間の冷却は可能で WS2「停止時に残ある。しかし、従来の対策ではこの備えが不十 留熱を取り除く仕分であったことが福島事故の背景にある。
組み」
・福島第一の 1 号機とそれ以外の号機では、交流電源がなくなった場合の冷却システムが異なる。専門的になるので、詳しい説明が必要なら地域の電力会社等に質問するとよい。
・ベントの対策は新しい規制基準で明確にされた。主題 5「福島事故から学ぶ」を参照。
・生徒用資料には記述していないが、福島第一原 教師用 Q10
子力発電所 4 号機の事態を記憶している生徒も多いと思う。通常時の冷却は原子炉停止時の冷却と同様であることを確認する。
・使用済燃料からの発熱量は徐々に減少する（(1)の教師用資料 Q8 参照）。したがって、空冷による保管も可能である。
発電所の状況ごとの冷却の仕組みを再確認する。

2-3-2-5

ワークシート１：原子力発電の仕組み
ろ１．次の図は日本で使われている二つの型式の原子炉の仕組みを示したものである。
らんわく

空欄に当てはまる用語を下の枠内から選んで（複数回使用するものもある）記入しよう。

ろ

ろ型原子炉
ろ

原子炉容器

蒸気発生器

加圧器

型原子炉
ぎょ

制御棒

2-3-2-6

よく

圧力抑制プール

加圧水

蒸気

ふっとう

沸騰水

ろ

２．次の図は蒸気による発電システムの仕組みである。上述の原子炉と組み合わせることによって原子力発電システムとなる。
らんわく空欄に当てはまる用語を下の枠内から選んで記入しよう（主題２参照）。

ろ原子炉に接続

海水蒸気

復水器

2-3-2-7

タービン

発電機

ワークシート２：停止時に残留熱を取り除く仕組み
たんかく

れつ

かく

れつ

かく

一旦発電に使用された燃料は、発電停止後も核分裂生成物（核分裂によって生じた物質、いわゆる核のごみ）のほうかいろろ

崩壊熱によって発熱する。このため原子炉には、停止後も原子炉内の燃料を冷却する仕組みが設置されている。どのろように冷却されて残留熱が取り除かれるのか、加圧水型原子炉を例に熱の流れを追ってみよう。
１．通常停止中（交流電源がある場合）の残留熱除去
ろ加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の例

余熱除去系

海水系

熱交換器
【注】実際の設備では、余熱除去系と海水系の間に中間の冷却水系がある。

：電動ポンプ

放水口

取水口
海かん

熱だけが熱交換器を経由して格納容器外に伝えられる。
熱の移動経路をなぞってみよう。
らん
また、下の説明の空欄には何が入るだろう？

残留熱の最終的な捨て場（ヒートシンク※）は※ シンク（Sink）、直訳は流し、洗面台

2-3-2-8

海である。

２．交流電源がない場合の残留熱除去

ろ加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の例に

大気放出

主蒸気逃がし弁（MSRV）
MSRV：Main Steam Relief Valve

ポンプ
復水タンク
大気放出
熱だけが蒸気発生器を経由して格納容器外に伝えられる。
らん
熱の移動経路をなぞってみよう。また、下の説明の空欄には何が入るだろう？

残留熱の最終的な捨て場（ヒートシンク）は2-3-2-9

大気である。

かん

しょうと熱交換器：熱を伝える装置。名 称 は用途に応じて変わるが、熱を伝達する原理は同じ。
どう

かん（胴側）【熱交換機の原理】
どう

・管側と胴側の異なる流体（水、蒸気、空気など）間で、熱エネルギーを伝える装置。
・伝達方向は、どちらの温度が髙いかによる。

【蒸気発生器】

逆Ｕ字形の細い管（伝熱管）の中を高温の水が流れ、伝熱管外側の水を加熱して、蒸気をつくる。

（管側）

【復水器】

蒸気

蒸気

まっすぐな細い管（伝熱管）の中を冷たい海水が流れ、伝熱管外側の蒸気を冷却して、蒸気を水に戻す。

高温水が流れる
逆Ｕ字形の伝熱管

海水が流れる
伝熱管

2-3-2-10

ワークシート２：停止時に残留熱を取り除く仕組み
たんかく

れつ

かく

れつ

かく

一旦発電に使用された燃料は、発電停止後も核分裂生成物（核分裂によって生じた物質、いわゆる核のごみ）のほうかいろろ

崩壊熱によって発熱する。このため原子炉には、停止後も原子炉内の燃料を冷却する仕組みが設置されている。どのろように冷却されて残留熱が取り除かれるのか、加圧水型原子炉を例に熱の流れを追ってみよう。

① 余熱除去系のポンプで送ろられた水が、原子炉の下から上に流れ、燃料を冷やして１．通常停止中（交流電源がある場合）の残留熱除去

かん

熱交換器に熱を伝える。

ろ

加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の例

余熱除去系② 海水系のポンプで海水 ②
かん①海水系が熱交換器に送られ、余熱除去系の水を冷やして海に熱を伝える。

熱交換器【注】実際の設備では、余熱除去系と海水系の間に中間の冷却水系がある。

：電動ポンプ

放水口

取水口
海

かん

熱だけが熱交換器を経由して格納容器外に伝えられる。
熱の移動経路をなぞってみよう。
らん

また、下の説明の空欄には何が入るだろう？

残留熱の最終的な捨て場（ヒートシンク※）は※ シンク（Sink）、直訳は流し、洗面台

2-3-2-11

海である。

２．交流電源がない場合の残留熱除去ろ加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の例

どう① 蒸気発生器の胴側の水（青色）で伝熱管内の水（緑色）が冷やされ、にろ密度差によって原子炉の下から上へ大気放出

じゅんかんの流れ（自然循 環 ）が生じる。その流れで燃料が冷やされ、熱が蒸気発生器に伝えられる。

主蒸気逃がし弁（MSRV）
MSRV：Main Steam Relief Valve
どう② 蒸気発生器胴側の蒸気（水色）でポンプを回して、復水タンクの水を蒸気発生②

どう器胴側（青色）に送る。蒸気発生器に送られた水は、伝熱管から燃料の熱を受にけ取って蒸発し、主蒸気逃がし弁から蒸気として大気に放出される。

①ポンプ
復水タンク
大気放出
熱だけが蒸気発生器を経由して格納容器外に伝えられる。
らん

熱の移動経路をなぞってみよう。また、下の説明の空欄には何が入るだろう？

残留熱の最終的な捨て場（ヒートシンク）は2-3-2-12

大気である。

Q1 原子力発電の仕組みは？

タービン側が同じなら、同じタービンで火力と原子力は転換可能・・・・

沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）
これ以降の構成は火力発電所に同じ。

仕組みは同じだが、タービンへ送られる蒸気の温度と圧力が違うので、簡単にはできない。
・最新鋭の火力発電は６００℃、２５MPa程度=>発電効率向上のため高温高圧化、蒸気管の耐力などに限界がある
加圧水型原子炉（ＰＷＲ）

・軽水型の原子力発電は２８０℃、 ６.８MPa程度=>原子炉の圧力温度などに制限される

わが国では、２種類の軽水型原子炉が使われている
電動のポンプを示す。
M：モータ←：流れの方向主題２「電気を届ける仕組み（コンセントの向こう（１））」のQ8参照（注）軽水とは陽子１個の水素原子（２個）と酸素原子（１個）とからなる普通の水（H2O）。陽子１個と中性子１個の重水素原子（２個）と酸素（１個）からなる重水（D2O）と区別するために言われる。

Q2 発電用原子炉の構造は？

何で２つのタイプがある・・・・
ＰＷＲは米国のウエスティングハウス社（WH）が原子力潜水艦用に開発したもの※１を、陸上での発電用に改良したもの、ＢＷＲは同じく米国のゼネラルエレクトリック社（GE）が、陸上での発電用に開発したものだ。

沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）
発電用の蒸気を、原子炉を冷却する水から直接つくる。
=>燃料の上に蒸気を流す設備がある
ので、制御棒は下から調節され、緊急時は水圧で挿入される。

それを、WHは三菱重工㈱と、GEは㈱日立製作所と㈱東芝と提携し、国内の電力会社に導入した。
ＰＷＲ：北海道、関西、四国、九州[電力会社と型式 ] ＢＷＲ：東北、東京、中部、中国
ＰＷＲは、タービン側（２次系）に放射能を含む蒸気が来ないが、構成が複雑になる。但し、原子炉本体はシンプル。
ＢＷＲは、構成がシンプルだが、タービン側（２次系）に放射能を含む蒸気※２がくる。また、原子炉は大型になる。

加圧水型原子炉（ＰＷＲ）
原子炉を冷却する軽水が沸騰しないように加圧し、その水で二次的に発電用の蒸気をつくる。
=>制御棒は上から吊るされ、緊急時電動のポンプは重力で挿入される。
を示す。などの違いがあるが、発電規模、費用などには大差がないと言われる※１ PWRの場合、潜水艦が傾いても核燃料が冷却水から露出しない。
※２ 原子炉内で水の酸素（O‐16）が放射化され強いガンマ線を放出する窒素（N‐16）が生成されるが、短時間で減衰（半減期約7秒）するので、蒸気配管を長くすることによってタービンにきたときの放射線量率を低くしている。また、原子炉が停止すれば直ちに低下する。

M：モータ←：流れの方向Q3 各装置の役割は？
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）

 格納容器（共通）

加圧水型原子炉（ＰＷＲ）=>原子炉周辺の主要機器を内部に格納する密閉性・耐圧性の高い大きな容器。
事故時の内部圧力の上昇に耐え、放射性物質を閉じ込める役割をもつ。

 加圧器（PWR）=>原子炉で水が沸騰しないように、高い圧力を加えて一定に保つ装置

 圧力抑制プール（ BWR ）装置

役割

原子炉
容器
制御棒

燃料を入れ、内部で核分裂を起こさせる。発生した熱で水蒸気をつくる。

ポンプ

再循環ポンプと呼ばれ、原子炉内の水（普通の水）を循環させ、燃料の熱を取り除く。

核分裂を調整して燃料から発生する熱量（出力）を制御する。なお、出力は循環する水量によっても変えられる※1。

装置役=>格納容器の底で大量の水を貯えた事故対応用の設備（Q5,6参照）
蒸気が格納容器内で漏れたりする事故が起きたときに、蒸気をこの設備に逃がして、圧力の上昇を抑制する。非常用の冷却水としても利用される。

割

原子炉
容器
制御棒

燃料を入れ、内部で核分裂を起こさせる。発生した熱を冷却水で蒸気発生器に伝える。

ポンプ

原子炉冷却材ポンプと呼ばれ、原子炉容器と蒸気発生器間で水（ホウ酸水）を循環させ、燃料の熱を取り除く。

蒸気発生器

原子炉からの高温の水が伝熱管内を流れ、伝熱管の外側に熱を伝え水蒸気をつくる。

核分裂を調整して燃料から発生する熱量（出力）を制御する。なお、出力は冷却水のホウ素濃度によっても変えられる※2。

※1：循環水量を増減すると、次の核分裂につながる燃料周辺の中性子密度が変化し、核分裂量を調整できる。
※2：ホウ素には中性子を吸収する性質があり、冷却材中のホウ素濃度を増減すると、次の核分裂につながる燃料周辺の中性子密度が変化し、核分裂量を調整できる。

2-3-2-13

蒸気が漏れると圧力が上がる・・・・（圧力抑制プールの仕組み）

加圧器の仕組みは・・・・
加圧器の役割①高い圧力を加えて、②一定に保つ
スプレイ水

約344℃/15.4MPaの蒸気

圧力が上昇
したら冷やす15.4MPaの水が蒸気になると体積は約6倍になる

圧力が低下
したら加熱する
水の一部が蒸気になり圧力が上がる

しかし、やかん内の水温が上がると、やかん内の圧力が上がり出す。
圧力の上昇を止め、蒸気が出ないようにするには、やかん内の水を冷やしてやる。

・大きなやかんがBWRの格納容器、水が圧力抑制プールに相当・PWRの格納容器はBWRに比べ大きいので、圧力抑制プールはない。

Q4 発電が止まると、その他の機器も止まる？

残留熱の海への流れは・・・・
最終的に海に捨てられる・残留熱は中間的な冷却水の流路を介して、海に捨てられる。
・熱交換器の損傷などで直ちに原子炉側の水と海水が接触しないように、中間的な冷却水の流路を介している。

燃料の残留熱を取り除くため、冷却用の機器が動いている。
通常停止時、燃料の熱は、残留熱除去系（BWR）または余熱除去系（PWR）を通して、海水に伝えられる
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）④③
やかん（栓付）内に水を貯め、ケトルの蒸気を水に導くと、蒸気が水に戻り、やかんの圧力が上がりにくくなる。

ヒーター

約344℃/15.4MPaの水

高温側で約320℃ 原子炉
容器（沸騰温度は約12MPa）

海水②
蒸気を盛んに出すケトルを大きなやかん（栓付）に閉じ込めると、ゆげ（蒸気）が閉じ込められる。
やかんが大きいほど、ゆげが出始めるのは遅くなる。

蒸気の一部が水になり圧力が下がる

加圧器内の温度を原子炉側より高くし、原子炉に沸騰温度以上の圧力をかける
水が沸騰する温度と圧力の関係①
湯気が出始めた
ケトルをさらに加熱し続けると、湯気（蒸気）の力（圧力）で蓋が持ち上がる。
でも、大気中だと、ケトルの回りの圧力は上がらない。

沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の例

加圧水型原子炉（ＰＷＲ）

残留熱除去系

海水系
熱中間の冷却水系

熱交換器

熱交換器
熱交換器

残留熱除去系
熱熱交換器

熱取水口 放水口

余熱除去系

海水【注】
・燃料が入っているので原子炉に水を送るポンプは動かされている。
・実際には、BWRもPWRも、原子炉側の水が循環する流路と海水の流路の間に、中間的な冷却水の流路がある。

海

海

この場合の最終的な熱の逃がし場（ヒートシンク）は海である。
Sink：直訳は流し、洗面台

Q5 緊急時に必要なことは？

緊急時の電気（交流）はどこから・・・・
・発電所内の隣の発電機が動いていれば、そこからもらう。
・発電所内の発電機が全部停止していれば、電気を送っていた送電線からもらう。
上の二つが使えないとき、・予備の送電線からもらう。
・非常用発電機を動かす。

①（原子炉を）止めて 核分裂による発熱を止める②（燃料を）冷やして=> 残留熱を継続して取る③（放射性物質を）閉じ込める => 格納容器を維持する

送電線
送電線
ディーゼル機関などを使って発電する。

BWR

緊急時の冷却装置

発電機の電圧を上げて送電するための変圧器、所内の機器用に電圧を下げる変圧器、予備送電線用の変圧器などがある

PWR

ほとんどの装置が交流電源で動く

2-3-2-14

発電した電気を送るのにも、電気を受けるのにも使われる。
275kVや500kVなどの超高圧の送電線

受電専用、右側の送電線より低圧。

Q6 電源がない時の冷却は（BWR）？
原子炉の残留熱を利用して冷却する。
＜福島第一発電所１号機＞
・原子炉の蒸気をICで冷し、原子炉の圧力と温度を調整する。
・凝縮水を自然循環※で原子炉に戻す。 ※PWRのQ&Aを参照

主蒸気逃がし安全弁（SRV）

BWRの二つの方式は・・・・
交流電源が不要な冷却設備の比較
設備区分＜福島第一発電所２-４号機＞
・タービン駆動のポンプを原子炉からの蒸気で動かし、原子炉に水を送りこむ。
・SRVを開けて、原子炉の圧力を調整して熱を逃がす。
・SRVやポンプを回したタービンからの蒸気（放射性物質含む）は、圧力抑制プールで冷やす。

原子炉隔離時系
高圧注入系
減圧系
代替注水系

大気放出
原子炉隔離時冷却系（RCIC）

非常用復水器
（IC）
ポンプ

補給水

SRV：Safety/ Relief Valve
IC：Isolation Condenser
RCIC ：Reactor Core Isolation Cooling system

圧力抑制プール

主蒸気逃がし弁（MSRV）

大気放出

２-４号機
原子炉隔離時冷却系（RCIC）（１系統）
高圧注水系（HPCI）（１系統）
主蒸気逃がし安全弁（SRV）（2-3号機：8個、4号機：11個）
ディーゼル駆動消火ポンプ（１台）

・原子炉の蒸気を冷やして（熱は最終的に大気へ）元に戻す
１号機：IC ・運転員による弁の開閉動作で原子炉圧力を制御・原子炉水位が下がり過ぎると高圧注入が作動
運転員の圧力制御の負荷低減のため

復水貯蔵タンク

２号機以降：RCICとSRVの組み合わせ
・タービン駆動のポンプで水を補給
・余剰蒸気を圧力抑制プール（熱は格納容器内）へ逃がす

HPCI：High Pressure Coolant Injection system

Q7 電源がない時の冷却は（PWR）？
原子炉の残留熱を利用して冷却する。

１号機
非常用復水器（IC）（２系統）
高圧注水系（HPCI）（１系統）
主蒸気逃がし安全弁（SRV）（４個）
ディーゼル駆動消火ポンプ（１台）（ICの冷却水の補給に使用）

自然循環とは・・・・

・タービン駆動のポンプを蒸気発生器からの蒸気で動かし、蒸気発生器に水を送りこむ。
・蒸気発生器の主蒸気逃がし弁を開いて、蒸気発生器の熱を大気中へ逃がす。
・蒸気発生器の伝熱管内の水が冷やされて原子炉へ流れ、原子炉で暖められて蒸気発生器に戻る自然循環で原子炉を冷やす。

温度が違う水の、重さの差によって自然に生じる対流（循環）蒸気発生器は原子炉容器より 蒸気発生器
高いところにある伝熱管の周りの水は、水を補給しながら大気放出
弁で蒸発させて冷やす

伝熱管内で冷やされた水は重くなり下降

加圧器

原子炉容器

原子炉で暖められた水は軽くな
り上昇

ポンプ
復水タンク
大気放出

MSRV：Main Steam Relief Valve

どうして30分でよいと思っていた・・・・

Q8 電源なしでずっと冷却できる？

それまでの送電線の復旧や、非常用電源の信頼性に関する実績から、そのように考えていた。

外部からの補給がなければ、装置の制御・監視などに必要な資源や機器がもつまでが限界となる
・直流電源（蓄電池）・非常用補給水（水量、水温）
・機器の温度（空調系が停止）など

原子炉冷却材ポンプ
止まっているポンプの羽根の間を水が流れる

発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針
指針27．電源喪失に対する設計上の考慮

発電所の実力は、「５時間以上は可能」と評価されていた

解説

出所：「原子力発電所における全交流電源喪失事象について」（平成5年6月11日） 原子力施設事故・故障分析評価検討会全交流電源喪失事象検討ワーキンググループから

発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針
指針27．電源喪失に対する設計上の考慮

原子炉施設は、短時間※の全交流動力電源喪失に対して、原子炉を安全に停止し、かつ、停止後の冷却を確保できる設計であること。
長期間にわたる全交流動力電源喪失は、送電線の復旧又は非常用交流電源設備の修復が期待できるので考慮する必要はない。
非常用交流電源設備の信頼度が、系統構成又は運用（常に稼働状態にしておくことなど）により、十分高い場合においては、設計上全交流動力電源喪失を想定しなくてもよい。
出所：「安全設計審査指針『指針27.電源喪失に対する設計上の考慮』に関する課題の整理（案）」（平成23年8月6日） 原子力安全委員会事務局から

原子炉施設は、短時間※の全交流動力電源喪失に対して、原子炉を安全に停止し、かつ、停止後の冷却を確保できる設計であること。
※30分間と解釈されていた新しい規制基準については主題5の資料参照

出所：「安全設計審査指針『指針27.電源喪失に対する設計上の考慮』に関する課題の整理（案）」（平成23年8月6日） 原子力安全委員会事務局から

2-3-2-15

格納容器をベントすると放射能が・・・・

Q9 ベントとは何？

放射性物質を低減するフィルタを通してベントする。

• Q1-④ に続く対応
やかん内の圧力が水の圧力より低くないと、水が入らない。

⑤【フィルタ付ベント設備】＜PWRの例＞⑥

やかんから蒸気を強制的に抜き（ベント）、内圧を下げてやれば、冷却水が入いる。
やかん内の水の温度が下がれば、ベントからの蒸気放出も減少する。

Vent：（ガス・液体などを抜いたり入れたりする）穴、（通気）口「東日本大震災にかかる関西電力原子力発電所の対応 Vol.17 平成24年10月3日」から

Q10 使用済燃料の冷却は？

燃料は水でしか冷やせないの・・・・
 発熱量が小さくなると、熱を奪う能力が水より劣る空気でも取り除ける。

通常の冷却方法
海水系
熱熱交換器
熱取水口 放水口

海

海

中間の冷却水系

使用済燃料プール冷却系
熱

崩壊熱による発熱は徐々に小さくなる（（１）のQ11参照）。
使用後、期間が経過した使用済燃料は空気でも冷却可能だ。

使用済燃料プール

熱交換器
燃料貯蔵ラック
使用済燃料
原子炉内の燃料を冷やすのと同じ方法だ（Q4参照）

 水には冷却用の物質として多くの利点がある

青森県むつ市に建設中の「リサイクル燃料備蓄センター」のイメージ図
使用済燃料を入れたキャスクを貯蔵建屋に保管・熱を奪う能力が優れている（熱容量・潜熱ともに大、熱伝達も良い）。
・通常は周囲に普通にあり、海水も含めれば大量に調達できる。
・使用後の構造物や周辺環境への影響が小さい。

電気事業連合会ウェブサイトから
Cask：直訳は大樽・おけ、使用済燃料を保管するために遮へい等をほどこした容器

2-3-2-16

リサイクル燃料貯蔵株式会社ウェブサイトから