これまでの専門委員会（現場確認を含む）における質問事項への回答
指摘事項

資料No.３

対応内容

備考

現場視察における質問

アクシデントマネジメント策として整備した格納容器内注水および代替再最終手段として、いざという時には原子炉容器に循環のための経路を用いて、消防ポンプ等から消火水系統、余熱除去系統
直接注水できるようにすべきである。
を経由して注水することが可能である。

１

中央制御室横の控え室以外に作業員を待機させ研修館とおおいり館について補強工事等を行い、作業員の待機場所を確保する。
ることができる場所があるのか。

２

原子炉水位計は、どの範囲を測定しているのか。

原子炉容器頂部から上部炉心板までの範囲に６箇所水位計を設け測定している。
なお、測定に当たっては、熱電対（２点の温度差）により水位測定する。

３

水素混合挙動解析では何を確認したのか。
（具体的にどのようなことをやったのか）

ＰＷＲプラントの事故時の水素挙動を確認する大規模実証試験が実施されており、多くの開放区画のあるＰＷＲ格納容器内では事故後の自然循環流により水素濃度が局所的に高くなることはなく、格納容器内で均一に混合することが確認されている。

４

専門委員会における質問

タービン動補助給水ポンプのこれまでのトラブル 至近10年間の当社原子力発電所で発生したトラブルは２件あり、対策を実施済
みである。
状況と対応状況は。

５

蒸気発生器１台の伝熱性能を考慮すると定格出力の約９４０ＭＷｔ（約２７．５％）相当の崩壊熱を除去する能力がある。原子炉トリップ直後の崩壊熱が定格出力の約２４０ＭＷｔ（約７％）であることから、十分炉心の冷却は可能である。

６

高圧注入ポンプ、充てんポンプおよび余熱除去（低圧注入）ポンプを使用
蒸気発生器が４つとも使用できないときの冷却はして炉心へ注水し、加圧器逃がし弁（フィードアンドブリード）で炉心のどのようにするか。
冷却を継続する。

７

計器の電源が喪失し、プラントパラメータが見えないときは、まず、炉心を冷却すパラメータ等が全く見えないというときに、どのよ る機器（ポンプ他）の運転状態を現場で確認し、その安定運転の継続をはかるとうにして原子炉の状態・推移を把握するのか。
ともに、可搬型計測器で炉心冷却に関するパラメータを採取して原子炉の状態・推移を把握する。

８

ストレステストでは、地震については燃料の冷却手段が確保できなくなる地震動と基準地震動との比較値、津波については津波高さと想定津波高さの比較値を指標として緊急安全対策を導入した効果を定量的に評価し、安全性向上に寄与していることを確認した。

９

補助給水ポンプで冷却するが、蒸気発生器が１つしか使えない場合でも炉心の冷却は可能か。

個々の対策がどのくらい安全性向上に寄与しているのかという指標、安全性を判断する指標はないのか。

炉心への直接注水について（１）

１−１

ご質問１：最終手段として、いざという時には原子炉容器に直接注水できるようにすべきである。

¾ 原子炉への注水方法
高圧注入ポンプ、充てんポンプ、および余熱除去ポンプ（低圧注入ポンプ）を使用して燃料取替用水ピットの水を炉心へ注水し、加圧器逃がし弁から放出すること（フィードアンドブリード）で炉心の冷却を継続する。
なお、外部からの炉心への直接注水については、アクシデントマネジメント策として整備した格納容器内注水および代替再循環のための経路を用いて、消防ポ
ンプ等から消火水系統、余熱除去（低圧注入）系統を経由して注水することが可能である。（次頁参照）（参考）• 蒸気発生器による除熱の信頼性
蒸気発生器への給水手段として、タービン動補助給水ポンプの他に、電動補助
給水ポンプ（空冷式非常用発電装置による起動）が利用できる。
さらに、蒸気発生器給水手段の多様化のため、中圧ポンプを配備中である。

炉心への直接注水について（２）１−２ＡＭ策（格納容器注水、代替再循環）

既整備のＡＭ策を活用した炉心への直接注水経路

格納容器内注水として消火水系統から格納容器内への注水経路（下図の）、代替再循環として、格納容器スプレイポンプから炉心への注入経路（下図の）を整備済。

左記にて、整備済の経路を活用して、タンク等の水を消防ポンプ等により、消火水系統に供給することにより、炉心への直接注水が可能となる。

消防ポンプ等タンク（大飯３，４号機の例）（大飯３，４号機の例）

大飯発電所における作業員の待機場所

２

ご質問２：中央制御室横の控え室以外に作業員を待機させることができる場所があるのか。
Ａ中央制御室（EL.17.3m）

Ｂ中央制御室（EL.21.6m）

４号

３号

タービン建屋２号

EL3１m

緊急時対策所（第１事務所地下１階）（EL.4.5m）

１号

タービン建屋
吉見橋
第１事務所
EL32m

特高開閉所
正門守衛所

（

・地上３階建て（鉄骨）・収容人数：約３００人
EL63m

吉見トンネル

免震事務棟設置までの対応

研修館（EL.37m）

・耐震補強（建築基準法耐震レベルの１．５倍）
・空気浄化装置（ﾍﾊﾟﾌｨﾙﾀ、ﾖｳ素ﾌｨﾙﾀｰ付）の恒設・放射線管理資機材（マスク、タイベック等）の配備【平成24年中に実施予定】

）

）

（

新吉見トンネル

おおいり館（EL.47m）

・地上２階建て（鉄筋コンクリート）
・収容人数：約２００人

原子炉水位測定概要

３

ご質問３：原子炉水位計は、どの範囲を測定しているのか。
【測定原理】¾Ａ点とＢ点との温度差により水位を測定するものであり、測定点は６箇所（図１）ある。
¾測定点が液中にある場合はＡ点とＢ点との温度差は小さくなり、蒸気中にある場合には、Ａ点の温度が高くなる（Ａ点のみヒータにより加温されている）ためＢ点との温度差が大きくなる。（図２）①〜⑥は測定点を示す
温度差

約10cm

液中

図１

蒸気中

水位測定位置図

炉内核計測装置ｼﾝﾌﾞﾙﾁｭｰﾌﾞ案内管（58本）

図２

検出器内部構成【参考】
ＰＷＲは加圧器水位により運転監視を行う設計としている。またＢＷＲと違いプラント運転中の原子炉容器内は満水状態である。
原子炉水位計はＴＭＩの事故への対応として検討されたが、その後美浜２号機蒸気発生器細管破断事故において１次冷却材が自然循環状態であったものの、加圧器水位の指示がゼロ以下となった期間があったこともあり、炉心冷却状態の補助的なパラメータとして原子炉の水位を直接監視する水位計を設置した。

格納容器内の水素の混合について

４

ご質問４：水素混合挙動解析では何を確認したのか。（具体的にどのようなことをやったのか）¾ ＰＷＲプラントの事故時の水素挙動を確認する大規模実証試験*1が実施されており、多くの開放区画のあるＰＷＲ格納容器内では事故後の自然循環流により水素濃度が局所的に高くなることはなく、格納容器内で均一に混合することが確認されている。
＊1：（財）原子力発電技術機構、溶接部等熱影響部信頼性実証試験（原子炉格納容器）、燃焼挙動試験、平成６年度¾ 同実証試験にて、格納容器に対する水素混合挙動の解析評価が実施されており、実証試
験結果と同様に、格納容器内の水素が均一に混合することが確認されている。
代表４ループ解析例

PAR：静的触媒式水素再結合装置【解析コード】【水蒸気雰囲気を考慮したＣＶ内水素濃度】

GasVolumeFracWet(16,14,3) ¥¥qs0412¥seian/anbo/02̲Project/H23年度/内販/H23̲PAR解析̲GOTHIC共有フォルダ/解析作業/FINAL/KON3/PAR̲nashi/RMS̲ari/case2/kon3̲par̲gothic̲c2̲pn̲ra.SGR
GasVolumeFracWet(16,14,3) ¥¥qs0412¥seian/anbo/02̲Project/H23年度/内販/H23̲PAR解析̲GOTHIC共有フォルダ/解析作業/FINAL/KON3/PAR̲ari/RMS̲ari/case2̲1/kon3̲par̲gothic̲c2‑1̲pa̲ra.SGR

0.07

MAAP
シビアアクシデント解析コード

水素体積比 PAR無水素体積比 PAR有(ケース1)0.06（水素発生量、事象進展評価）
0.05

GOTHIC
0.04

水素体積比
‑

ＣＶ内の水素混合挙動解析

ＰＡＲなし

0.03
0.02
0.01

ドーム部は３階層×9区画／階層＝27区画に分割し評価

0.00
0

ＰＡＲあり
20

40

60
時間 (h)

80

100

タービン動補助給水ポンプのトラブル発生状況

５−１

ご質問５：タービン動補助給水ポンプのこれまでのトラブル状況と対応状況は。
¾至近10年間の当社原子力発電所で発生した主なトラブルは次のとおりです。
No

１

２

プラント

美浜１

高浜１

発生日

概要

対応状況

H20.12.3

運転中、タービン動補助給水ポンプ起動試験において、ポンプ吐出圧力が低い値を示したため、保安規定の運転上の制限を満足していないと判断。
原因は、ガバナ弁ドレン配管が詰まったことにより排出不良が発生し、ドレン室内の炭素鋼製品部に錆が発生。
錆がわずかな隙間に入り込んだことにより、ガバナ弁が中間開度までしか開かず、吐出圧力が低下したと推定。

毎定期検査時に当
該ドレン排出管の清掃を実施。
ドレン排出管をステンレス管に取替。

H22.5.14

運転中、タービン動補助給水ポンプ起動試験において、「タービン動補助給水ポンプ制御油圧低」警報が発信し、保安規定の運転上の制限を満足していないと判断。
原因は、運転員が起動試験前に清掃を行った際、意図せず軸受油系の弁に触れ、微開となっていたことから、起動試験時に軸受箱内の排油が適切に行われず、警報が発信したと推定。

意図しない接触により弁ハンドルが動かないよう弁ハンドルを固定。

美浜１号機のトラブル概要
タービン動補助給水ポンプイメージ図

５−２

ガバナ弁点検結果

ガバナ機構断面図

駆動用蒸気入口【運転時（ガバナ弁開時）】
ガバナ弁弁体

給水
出口

給水
入口

蒸気

ドレン
排出管

・擦れ痕 2箇所
幅約1mm 長さ約 7mm
幅約2mm 長さ約10mm

ガバナ弁弁体（ステン レス鋼）

駆動用
蒸気出口

約１７ｃｍ

オイ ル

ポンプの
回転

シリン ダ
油圧ピ ストン
スピ ン ドル蒸気

ガバナ弁弁体ドレン 排出管
タービ ン（駆動用羽根車）

・擦れ痕 １箇所
幅約2mm 長さ約10mm

下部ガイ ド部（ステン レス鋼）

満水状態

錆が発生

隙間(約0.1mm)
フロ アドレン へ

油圧ピ ストン スピ ン ドル（ステン レス鋼）
約４５ｃｍ

ポンプ用
羽根車

推定メカニズム

主軸

排出管点検結果

台

ガバナ弁軸下部ガイ ド部

弁箱（炭素鋼）①ドレン排出管内に、錆および昆虫の死骸が詰まったことによる排水不良に伴いドレン室内が満水状
態（湿潤環境）となり、炭素鋼製品
部に錆が発生排出管からの錆

昆虫の死骸

ドレン 室

②錆が下部ガイド部のわずかな隙
間に噛み込みガバナ弁の動きを阻
害

錆
約６ｍ

約１１cｍ
油圧ピ ストン スピ ン ドル

フロ アドレン

錆および昆虫の死骸

ポンプの吐出圧力が上がらず（約４MPa）

長さ約２５mm×幅約１０mm

高浜１号機のトラブル概要
タービン動補助給水ポンプイメージ図

対 策
タービン動補助給水ポンプの制御油系の概要図【タービン動補助給水ポンプ仕様】
容 量 ：約１５０ｍ3 ／ｈ
通常運転時吐出圧力：約１０MPa
タービン回転制御機構

軸受油出口弁ハンドルの写真
約１．８ｍ

潤滑制御
油タンク

軸受
駆動用
蒸気出口

給水
出口

油タンクへ

タービン回転制御機構

油が漏れ出た状態

駆動用
蒸気入口

漏れ箇所
（ 約１ １ リットル）

ポン プ 用羽根車

５−３

全開位置に固定

潤滑油

軸受

軸受油出口弁
ディーゼル

油タン ク

戻りライン

発電機室サン プ

主軸

固定バンド

油ポンプ

軸

給水
入口

弁ハンドル

発電室員がポンプからの油漏れがないかを確認するため、ポンプ下部の床面をウエスで拭いた際、ハンドルに触れた

軸受油出口弁弁のハンドルを配管に固縛し、動かないようにした

タービ ン（駆動用羽根車）

微開状態
油の戻りが悪い

油分離装置へ
潤滑油

正常な状態

台

ポンプ正面の写真
軸

約１．４ｍ
主油ポン プ
軸受油出口弁タービン動補助給水ポンプ下部の様子

軸受
ポン プ
当該軸受油出口弁

潤滑制御
油タンク

ポン プ 下部と床面との距離約15ｃｍ

潤滑油

全開状態

潤滑油が正常に循環蒸気発生器による冷却について

６

ご質問６：補助給水ポンプで冷却するが、蒸気発生器が一つしか使えない場合でも炉心の冷却は可能か。
¾ 蒸気発生器１台の伝熱性能を考慮すると約９４０ＭＷｔ（定格出力の約２７．５％）相当の崩壊熱を除去する能力がある。原子炉トリップ直後の崩壊熱が約２４０ＭＷｔ（定格出力の約７％）であることから、十分炉心の冷却は可能である。

（説明）•

補助給水系と蒸気発生器を用いた２次系冷却による１次系の冷却方法・給水手段：
タービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポンプ２台•

蒸気発生器で発生した蒸気を放出し、１次系から除熱する手段：
主蒸気逃がし弁（各ループ１台、全数４台）
主蒸気安全弁（各ループ５台、全数２０台）•

このように、２次系冷却による１次系の冷却方法については、多様性、多重性、耐震性および耐津波性を有しており、複数基の蒸気発生器が使用できなくならないように対策を講じている。
（参考）崩壊熱除去の概略熱収支
原子炉トリップ直後の残留熱
主蒸気安全弁１台の容量
主蒸気逃がし弁１台の容量定格出力の定格蒸気流量の定格蒸気流量の

約７
％
−５
％
−２．５％

蒸気発生器使用不能時の冷却についてご質問７：蒸気発生器が４つとも使用できないときの冷却はどのようにするか。

¾ 高圧注入ポンプ、充てんポンプおよび余熱除去ポンプ（低圧注入ポンプ）を使用して燃料取替用水ピットの水を炉心へ注水し、加圧器逃がし弁から放出すること（フィードアンドブリード）
で炉心の冷却を継続する。
（説明）• 水は格納容器内に流れ出るが、最終的には再循環サンプから高圧注入ポンプや余熱除去ポンプ（低圧注入ポンプ）を用いて再び炉心に注入される。水は炉心へ戻される際に余熱除去クーラあるいは格納容器スプレイクーラによって冷却される。

７

パラメータが全く確認できない場合の対応について
ご質問８：パラメータ等が全く見えないというときに、どのようにして原子炉の状態・推移を把握するのか。
¾ 計器の電源が喪失し、プラントパラメータが見えないときは、まず、炉心を冷却する機器（ポンプ他）の運転状態を現場で確認し、その安定運転の継続をはかるとともに、可搬型計測器(*)で炉心冷却に関するパラメータを採取して原子炉の状態・推移を把握する。

* 可搬型計測器 （平成24年6月 整備予定）
電源供給不可

電
源
供
給

現地伝送器
ＣＶ内

ＣＶ：原子炉格納容器

ＣＶ外

信
号

電源喪失

制御盤

可搬型計測器イメージ（伝送器に電源供給し、伝送器からの信号を計測可能）＊：約40台／ユニット（予備を含む）を配備し、以下のプラント監視上特に重要なパラメータの監視を継続させる
・一次冷却材高温側広域温度、低温側広域温度
・一次冷却材圧力・蒸気発生器狭域水位・補助給水流量・復水ピット水位
なお、上記パラメータが計測できない場合のバックアップパラメータは
以下のとおり・主蒸気圧力（一次冷却材低温側広域温度のバックアップ）
・加圧器水位（一次冷却材圧力のバックアップ）
・蒸気発生器広域水位（蒸気発生器狭域水位のバックアップ）¾ なお、万一何らかの要因でパラメータが全く把握できない場合は、機器の作動状態やプラントパラメータ
履歴等から事故進展状況を把握するとともに、原子炉の状態や事故の進展を予測し、対応を検討する
ことはマニュアル（アクシデントマネジメントガイドライン）に定められている。
¾ これまでも総合判断の訓練は実施しているが、今後も更に過酷な状態（パラメータが見えない等）場合を想定した訓練を計画していく。

８

安全指標について

９

ご質問９：個々の対策がどのくらい安全性向上に寄与しているのかという指標、安全性を判断する指標はないのか。

¾ ストレステストでは、地震については燃料の冷却手段が確保できなくなる地震動と基準地震動との比較値、津波については津波高さと想定津波高さの比較値を指標として緊急安全対策を導入した効果を定量的に評価し、安全性向上に寄与していることを確認した。
（例：大飯３，４号機の評価）
評価結果

クリフエッジ
緊急安全対策後

緊急安全対策前

燃料の冷却手段が確保できなくなる
地震動及び津波高さと基準地震動Ss（700gal）及び想定津波高さ（2.85m）
との比較

＜地震＞
約1.80倍

＜津波＞
約4.0倍

＜地震＞
約1.75倍＜津波＞
約1.6倍（1260gal相当）（11.4m）（1225gal相当）（4.65ｍ）

対象となる機器

高電圧用開閉装置

タービン動
補助給水ポンプ
補助給水ポンプ

原子炉補機
冷却水ポンプ

海水ポンプ

緊急安全対策の効果（1.75Ss、4.65m）↓（1.80Ss、11.4m）

設計想定の約1.8倍未満の地震と約4倍未満の高さの津波が同時に発生した場合であっても、炉心を冷却することが可能¾ 安全性向上の指標のひとつとして、確率論的安全評価としての炉心損傷確率や格納容器破損頻度があり、我が国においても内的事象については定期安全レビューで報告している。
¾ 外部事象に対する確率論的安全評価についても、原子力学会標準が順次策定されており、今後、評価を行う。

一層の安全性向上をはかるための新組織の設立

参考１

ご質問：世界の新知見、要水平展開事項を反映するための対応方針を示してほしい。

安全性向上対策を継続的に推進するための仕組みとして、2012年内に新組織を設立
し、国内外の優良事例や最新知見を反映していく。

規制側

新組織の概要諸外国の動向も踏まえた最先端の安全対策の推進¾ 海外機関（INPO※１、WANO※２等）との密接な連携¾ 諸外国の情報等を収集・分析し、最新知見を各発電所の安全性向上へ展開
各事業者トップのコミットメントに基づく体制¾ 自己規制を行うために、独立性と強い権限を有し、事業者に提言、指導、勧告
高度な技術力を有する人材を確保¾ 産業界の技術力を結集
技術情報の発信
規制当局
規制

メーカー
燃料加工事業者 等

ピアレビュー等

新組織 原子力安全

第三者

産業界

電気事業者

提言・指導・勧告
尊重に係る海外知見連携

国内産業界※１：米国の原子力発電運転協会：Institute of Nuclear Power Operations※２：世界原子力発電事業者協会：World Association of Nuclear Operators

諸外国の関係機関

タスクフォースによるＮＲＣへの勧告とＮＲＣの対応状況

参考２

要員召集体制の構築および強化
タスクフォースは、米国原子力規制委員会（NRC）がその規制システムのさらなる改善を行うべきか否かを決定するためのプロセスおよび規則を体系的かつ系統的に見直した上で、福島第一原子力発電所事故を踏まえた政策の方向性について同委員会に勧告することを命じた委員会命令に応えて設立。
NRCでは、福島第一原子力事故に関する短期タスクフォースの勧告（１２項目）について、優先順位を３段階に分けて取り組むこととしている。（SECY-11-0137、2011年10月3日付）

短期タスクフォースに対するＮＲＣの取組み項目と対応状況【NRC SECY-11-0137（2011年10月3日付）より抜粋】（第１段階）
勧告２
2.1 耐震性と洪水災害の再評価
2.3 耐震性と洪水災害対策の現場確認
勧告４4.1 外部電源喪失に対する規制強化（最低8時間の電源確保、72時間のSFPと原子炉の冷却機能確保 他）
4.2 10CFR50.54(hh)2（発電所における爆発や火災状況下での原子炉やSFPの冷却に係るガイダンスの整備）を実施するための設備の防護
5.1 マークⅠ、マークⅡ格納容器に対する高信頼性のベント設備 勧告５7.1 高耐性のSFP計装設備（水位、温度、放射線等） 勧告７
8 緊急時運転手順書、ＡＭガイドライン、損傷拡大緩和ガイドライン（EDMG）の強化・統合 勧告８9.3 緊急時計画に対する規制強化（体制と通信設備）（第２段階）
7 SFP補給能力
9.3 緊急時計画の強化（Tier 1 9.3以外の部分、緊急時対応情報収集システム（ERDS）は除く）（第３段階）
2.2 耐震と洪水災害の10年計画（2.1に依存）
3 地震に起因する火災と洪水の発生防止と緩和能力の向上（長期的検討） 勧告３
5.2 他の炉型に対する高信頼性の格納容器ベント設備（長期的検討）
6 格納容器内及び他の建屋の水素制御・緩和（長期的検討）
勧告６
9.1/9.2 複数号機事象と長期の外部電源喪失に対処する緊急時対応の向上 勧告９9.3 緊急時対応情報収集システム（ERDS）の機能（長期的検討、10と関連）
10 長期の外部電源喪失と複数号機事象に関する緊急時対応の追加検討（長期的検討） 勧告１０
11 意思決定、放射線モニタリング、住民の啓発に関する緊急時対応の追加検討（長期的 勧告１１
検討）12.1 勧告された深層防護枠組みを反映した原子炉監視プロセス（1に依存） 勧告１２
12.2 ＡＭに係る訓練とＡＭガイドラインに係る検査官の訓練

NRCは短期タスクフォースの勧告のうち、早期に実施すべき勧告の実施方法について検討を行い、これまでの議論に基づいた３件の命令を2012年3月12日付で発行
１．勧告４．２に対する命令（即時発行）「設計基準を超える外部事象の緩和戦略に対する命令」【要求事項】
炉心冷却、格納容器の健全性、SFP冷却を回復あるいは維持するためのガイダンス及び戦略を作成、実施、維持すること【要件】
・初期段階：炉心冷却、格納容器及びSFP冷却の維持、回復するための既存の設備及びリソースの利用・移行段階：サイト外からのリソースにより上記機能が達成されるまでの間、これらの機能を維持または回復するために十分な量の可搬式機器及び消耗品をサイト内に
準備・最終段階：上記機能を無期限で維持するための十分なサイト外のリソースの準備
２．勧告５．１に対する命令（即時発行）「MarkⅠ,MarkⅡBWRプラントにおける耐圧ベント強化に関する命令」【要求事項】
マークⅠ、マークⅡBWRプラントに対し、耐圧ベント強化を要求【要件】
・格納容器冷却機能の喪失、長期SBOに至る事象の発生後、崩壊熱を除去し、格納容器圧力を適切な制限値内に維持するための信頼性のある耐圧ベントを備える
・格納容器冷却機能の喪失、長期SBOが不十分な条件でもアクセス可能で運転可能である
３．勧告７．１に対する命令（即時発行）「SFP計装に関する命令」【要求事項】
SFPの水位を広範囲（ワイドレンジ）で遠隔監視する信頼性のある手段を確立する
こと【要件】
職員がSFP水位を確認できる信頼性のある、以下のSFP水位計装表示（SFP冷却の通常運転に十分な水位、実質的な放射線遮へいに十分な水位、補給水の追加操作をそれ以上遅らせてはならない水位）

参考資料◇ 大飯発電所は、若狭湾を一望できる大島半島の先端にあり、壮大な海岸美に囲まれています。
◇ 発電所全体の広さは、甲子園球場の約５０倍（１８８万㎡）で敷地面積の２／３は緑地です。
◇ 発電所の建設にあたっては、構内に自生するヤブツバキの原生林をできるだけ保存し、潮害を防ぐなどの樹林帯の育成に努めてきました。
蒸気発生器保管庫
ＢＡ
淡水・純水タンク

有孔堤

A 固体廃棄物貯蔵庫
C
B

７７kV
送電線
７７kV送電線

放水口

原子炉建屋

原子炉建屋

3号

2号 1号

タービン建屋

タービン建屋

4号

1,2号機
1,2号機
循環水ポンプ
3,4号機
3,4号機

取水口

開閉所
1,2号機
3,4号機
3,4号機 1,2号機
５００kV
送電線
５００kV送電線

協力会社事務所

海水淡水化装置
エルパークおおい“おおいり館”

物揚岸壁

0

100

淡水・純水タンク200m

1

大飯発電所３，４号機 系統概要

【電源系】

大飯幹線
550kV
送電系統

安全系
6.6ｋV母線

電動消火ポンプ
（１台）

2

変圧器

安全系
440V母線

ＭＭ

第二大飯幹線
550kV
送電系統

充電器

ＥＣＣＳ
機器
DG

バッテリー
ディーゼル消火ポンプ
（１台）

（１基）

原子炉格納容器

格納容器再循環ファン（４台）補機冷却水系 主蒸気安全弁

格納容器スプレイポンプ（２台）

格納容器スプレイリング

蓄圧タンク
（４基）
制御棒

余熱除去ポンプ（２台）【化学体積制御系】
脱塩塔
主冷却材配管より

１次冷却材ポンプ（４基）
格納容器サンプ

駆動用蒸気
主給水

化学体積
制御系

純水タンク

タービン動補助給水ポンプ（１台）

１次系純水
体積制御
タンク

ほう酸タンク（２基）

主冷却材配管へ混合器
充てんポンプ

（４基）

原子炉容器

補機冷却水系（４台）

補助給水系統ＥＣＣＳ系統（１基）

高圧注入ポンプ
（２台）

主蒸気
逃し弁

主蒸気

蒸気発生器

補機冷却水系

燃料取替
用水ピット

計器用電源

非常用
ディーゼル
発電機

ほう酸ポンプ（２台）

電動補助給水ポンプ（２台）

復水
ピット

（１基）

＜空冷式非常用発電装置の分散配置化＞

3

当初、背後斜面の安定性評価により基準地震動Ｓｓの２倍の地震でも崩壊しないことを確認のうえ、運用性を優先して背面道路に１ユニットあたり２台ずつ縦列配置した。
現在、共通要員によるリスクを回避するため、３号機用の発電装置１台は３号機原子炉周辺
建屋東側に、４号機用の発電装置の１台は４号機原子炉周辺建屋西側に配備した。
３号機Ａ空冷式
非常用発電装置

４号機Ｂ空冷式
非常用発電装置
接続盤

接続盤

中継・接続盤中継・接続盤

廃棄物処理建屋

４号機
原子炉建屋

３号機
原子炉建屋

４号機Ａ空冷式
非常用発電装置

制御建屋

３号機Ｂ空冷式
非常用発電装置

4

非常用ディーゼル発電機代替設備の配備○非常用ディーゼル発電機の代替電源設備として、炉心を安全に冷却するのに必要な機器や監視計器を機能させる容量の空冷式非常用発電装置を配備
＜屋外＞

＜建屋内＞

中継・接続盤

恒設ケーブル

接続盤

恒設ケーブル

空冷式非常用発電装置
恒設ケーブル

安全補機開閉器室
発電所内非常用高圧母線

充電器盤

電動補助給水ポンプ

ほう酸ポンプ

原子炉補機冷却水ポンプ（蓄電池への充電のため）（炉心冷却の継続のため）（系統へのほう素注入による反応度制御のため）

余熱除去ポンプ
充てんポンプ（低温停止への移行に必要）

バッテリー

計器用電源盤（中央制御室の監視計器への給電のため）○空冷式非常用発電装置（1825ｋVA）
８台 配置済み○接続箱および接続箱発電所内電源系統をつなぐ高圧ケーブルを恒設化

その他
機器

5

空冷式非常用発電装置への給油

補助ボイラ燃料タンクからの燃料供給で約２５日間、非常用ディーゼル発電機燃料貯蔵タンクからの燃料供給で約６０日間、合計で約８５日間の１～４号機の空冷式非常用発電装置の運転継続が可能。

タンク容量：3,000リットル（１台）

タンク容量：3,600リットル（２台）

補助ボイラ
燃料タンク
マンホールのふた

保有量：30万リットル以上（60％油量、2基合計）
設備容量：25万リットル×2基

非常用Ｄ／Ｇ
燃料貯蔵タンク（地下）
保有量：71.2万リットル以上（1～4号機 合計8基）

燃料タンク容量：1,640リットル

設備容量：<1.2号>
7万リットル×2基×2ユニット<3.4号>
16.5万リットル×2基×2ユニット

6

大容量ポンプの設置【実施事項】
炉心冷却機能の更なる充実を図るため、ディーゼル駆動式の大容量ポンプを
平成２３年１２月に配備。
大容量ポンプ仕様

蒸気
発生器

原子炉
容器

駆動方式

ディーゼル駆動式

容量1320㎥／ｈ

揚程

約120m

寸法

全幅約2.5ｍ×全高約2.5ｍ×全長約6.5ｍ

大容量ポンプ

余熱除去クーラ

ホース

余熱除去
ポンプ

海水
ＣＣＷ
ポンプ

ホース

水中ポンプ

海水ポンプ

海水
ｽﾄﾚｰﾅ

ブロー
ＣＣＷクーラ＊海水ストレーナブローラインに接続

海水直流電源装置（３号機 蓄電池室）
以下の蓄電池を２組・種別：ファイバークラッド式
・形式：ＣＳ－ １４００・個数（セル）：６０・浮動充電電圧（Ｖ） ：１２９
・１０時間率容量（Ａｈ）：１４００

ＥＬ：１５．８ｍ

7直流負荷の切り離し対象機器の明確化
・バッテリーからの負荷を切り離す対象機器を明確にするとともに「切」操作を行うＮＦＢに夜光塗料を塗布し停電時の視認性を向上させた。

89

浸水対策について
津波発生時の管理区域、
メタクラ室、、バッテリー室、タービン動補助給水ポンプ室、非常用ディーゼル発電機室への浸水を防止する、非常用ディーゼル発電機室への浸水を防止する
津波発生時の管理区域、メタクラ室
バッテリー室、タービン動補助給水ポンプ室
ため、EL+11.4
ｍまでの扉、貫通部の水密性向上および水密化を実施している。水密性向上対策については扉、貫通部の水密性向上および水密化を実施している。水密性向上対策についてはH23.10
H23.10に全て完了してに全て完了してため、EL+11.4ｍまでのおり、現在、更なる安全性向上のため、水密扉の設置を進めている。（４箇所実施済み。全箇所（40箇所）はH24.9
H24.9月末予定。）
月末予定。）
おり、現在、更なる安全性向上のため、水密扉の設置を進めている。（４箇所実施済み。全箇所（40箇所）は＜3,4号
3,4号 EL+10.0ｍ＞
EL+10.0ｍ＞⑦3,4u放管倉庫（1～2次系境界）・・・水密扉設置済＜1,2号
1,2号 EL+10.0ｍ＞
EL+10.0ｍ＞③4uA電動補助
給水ポンプ室・・・水密性向上対策実施済⑥2uA/B（1～2次系境界）⑧1uA D/G室⑨1uB D/G室⑤4uB電動補助
給水ポンプ室⑫3uB D/G室⑪3uA
D/G室⑧4uA D/G室⑥3u、4uT/B境界④3u制御建屋入口⑨4uB D/G室 ⑩4u制御建屋入口＜3,4号
3,4号 EL+3.3ｍ＞
EL+3.3ｍ＞④1・2号メタクラ
BATT室⑦2uA D/G室⑩2uB D/G室⑤1uA,B・2uBD/G室
津波

＜1,2号
1,2号 EL+3.3ｍ＞
EL+3.3ｍ＞
津波①3u湧水サンプポンプ室③ 2uA,B電動補助給水ポンプ室
T/D補助給水ポンプ室②4u湧水サンプポンプ室＜３４号機＞
設置高さ
No.
（EL）
①
②

+3.5m

③
④

設置
箇所数

水密性
向上対策

3u湧水サンプポンプ室

1

完了（H23.4）

4u湧水サンプポンプ室

1

完了（H23.4）4uA電動補助給水ポンプ室

1

完了（H23.4）

2

完了（H23.10）

1

完了（H23.4）

室名（守るべき機器）+10.0m 3u制御建屋入口⑤

4uB電動補助給水ポンプ室

水密扉設置（塗装関係は除く）＜１２号機＞

H24.4.11設置完了

No.

H24.3.30設置完了

設置
箇所数

水密性
向上対策

1,2u非放射性機器
冷却水クーラー室
1uA,B電動補助給水ポンプ室
T/D補助給水ポンプ室
2uA,B電動補助給水ポンプ室
T/D動補助給水ポンプ室

4

完了（H23.7）

1

完了（H23.4）

1

完了（H23.4）④

1・2号メタクラ、BATT室(9.8m)

3

完了（H23.4）

H24.5中旬予定⑤

1uA,B・2uBD/G室

2

完了（H23.4）

H24.6初旬予定

2uA/B（1～2次系境界）

H24.7初旬予定①②

H24.5中旬予定

設置高さ
（EL）

①1,2u非放射性機器 ②1uA,B電動補助給水ポンプ室
冷却水クーラー室
T/D補助給水ポンプ室

③

+3.3m

室名（守るべき機器）

H24.4中旬予定

2

完了（H23.10）⑦

3,4u放管倉庫（1～2次系境界）1

完了（H23.7）⑧

4uA D/G室

2

完了（H23.10）⑥

1

完了（H23.4）⑨

4uB D/G室

2

完了（H23.10）⑦+11.3m 2uA D/G室3

完了（H23.10）

4u制御建屋入口

2

完了（H23.10）⑧

１uA D/G室

2

完了（H23.10）⑪

3uA D/G室

2

完了（H23.10）⑨

１uB D/G室

1

完了（H23.10）⑫

3uB D/G室

3

完了（H23.10）⑩

２uB D/G室

2

完了（H23.10）⑥⑩+13.8m 3u、4uT/B境界+10.0m

H24.6初旬予定

H24.9末予定

水密扉設置（塗装関係は除く）
1箇所完了（H24.4.7）
3箇所⇒H24.6初旬予定

H24.9末予定

大飯発電所 Ｂ中央制御室事故対策要員配置イメージ図
Ｂ中央制御室事故対策本部イメージ図

安管班
放管班
総務班
広報班
詰所

控え室

携行型通話装置
接続端子台

控え室

矢視Ａ

保修班
詰所

事故対室
本部

発電班・情報班
詰所

矢視Ｂ○各室床面積事故対室本部：約５８ｍ２
保修班詰所：約５０ｍ２発電班・情報班詰所 ：約７４ｍ２
安管班他詰所：約９２ｍ２
控え室：約１０２ｍ２
合計：約３７６ｍ２（参考 緊対所：約２８０ｍ２）

平成２４年３月１８日 大飯発電所防災訓練状況写真
矢視Ａ

矢視Ｂ

10

11

可搬型計測機器のデータ採取
概 要

仕 様

伝送器には通常、原子炉安全保護計装盤からＤＣ２４Ｖの電源を供給することで、指示監視が可能であるが、盤電源が遮断された場合
は、伝送器からの信号線を解線し、可搬型計測器を接続することでＤＣ２４Ｖ電源が供給され、伝送器からの電流信号が測定できる。
（マニュアル整備を実施し実効性向上）

伝送器には、２４Ｖ電源を供給しているが、２４Ｖ供給の際の連続測
定時間は、伝送器からの出力電流値により変わるが、目安としては
下記の通り。
最小出力（４ｍＡ）では約２７時間
中間出力（１２ｍＡ）では約１０時間
最大出力（２０ｍＡ）では約６時間３０分

概 要 図
原子炉安全保護計装盤（制御建屋：リレーラック室）

可搬型計測器伝送器 （現場）

端子台部（写真）伝送器（現場）への信号線（２本）を解線し、可搬計測器を接続する。

〈監視パラメータ〉
・蒸気発生器狭域水位・補助給水流量・１次冷却材高温側広域温度
・１次冷却材低温側広域温度
・１次冷却材圧力・復水ピット水位

12

全交流電源喪失時の給水方法について

大飯発電所 ＳＢＯ時の給水方法
イメージ図
イメージ図

NO.1
淡水タンク
１００００m3Ｃ－2次系純水タンク
７５００m3

ＥＬ ８１ｍ

NO.1
2次系
純水タンク
３０００m3

NO.2
2次系
純水タンク
３０００m3NO.3
淡水タンク
１００００m3NO.2
淡水タンク
１００００m3
ＥＬ ８１ｍ

ＥＬ ８１ｍ

ＥＬ ７２ｍ

屋外消火栓

３，４号 ＳＧ

４２４m3

屋内消火栓

屋内消火栓
ＥＬ ３３．６ｍ

復水ピット
１２００m3

屋外消火栓

ＥＬ ３１．６ｍ

1,2号
1次系純水
タンク

ＥＬ ３１．５ｍ

１，２号 ＳＧ
補助復水
タンク
８００m3
ＥＬ ３１．５ｍ

3４００m

ＥＬ ２６ｍ

３，４号
T/DAFWP

3，4号
1次系純水
タンク

ＳＦＰ
３，４号

ＳＦＰ
１,２号共用主復水タンク3
1u ８５０m3
2u１１５０m
ＥＬ １８．３ｍ

１，２号
T/DAFWP

ＥＬ １０ｍ

1次系補給水ポンプ
1次系純水ポンプ13
NO.2淡水タンク
10000m 3

緊急時に期待する
NO.1純水タンク
3000 m3

NO.3淡水タンク
10000 m3

予備用水タンク

NO.2純水タンク
3000 m3

・・・１２号炉心冷却NO.1淡水タンク
10000 m3

・・・３４号炉心冷却C純水タンク7500 m3

・・・１～４号ＳＦＰへの補給

合計 43500 m3

蒸気発生器保管庫
ＢＡ
淡水・純水タンクA 固体廃棄物貯蔵庫
C
B

７７kV
送電線
７７kV送電線A淡水タンク8500 m3

有孔堤

放水口

原子炉建屋

原子炉建屋

3号

2号 1号

タービン建屋

タービン建屋4号

B淡水タンク8500 m3

1,2号機
1,2号機
循環水ポンプ
3,4号機
3,4号機

取水口

開閉所
1,2号機
3,4号機
3,4号機 1,2号機
５００kV
送電線
５００kV送電線

協力会社事務所

A２次系純水タンク
8500 m3

B２次系純水タンク
8500 m3

海水淡水化装置
エルパークおおい“おおいり館”

物揚岸壁

淡水・純水タンク合計 34000 m3
0

100

200m

大飯発電所 ガソリンの備蓄状況

14

Ｈ２３．１２．２２現在

仮設油倉庫(EL３３m)
ガソリン １９００リットル備蓄中

１．２油倉庫(EL１４．４m)
ガソリン １１００ﾘｯﾄﾙ備蓄中

仮設油倉庫(EL４５m)
ガソリン ７６００リットル備蓄中（１９００リットル×４戸）

旧吉見トンネル(EL６３m)・陀羅山トンネル(EL４２m)内の消防ポンプ機内にガソリン １３００ﾘｯﾄﾙ備蓄中

小浜
湾※ 大飯発電所 ガソリン合計備蓄量： 約１１，９００リットル （７日分以上）