平成２６年（ワ）第２７３４号  損害賠償請求事件

準
備
書
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福島第一原子力発電所の非常用設備の状況、事故経過および事故後の対策
福岡地方裁判所第１民事部合議Ａ係　御中
目次6はじめに第１福島第一原子力発電所の概要9 1設置位置2設置・運転開始時期3運転状況4福島第一原子力発電所の主要設備. ( 1 )主要設備の配置( 2 )主要設備の概要第2事故に対応すべき炉心冷却用の各種電源設備の概要13 1事故発生時に炉心損傷を回避するために必要な条件. . . . . . . . . . . . . . 13通常運転時における熱の除去2 3残留熱除去系及び格納容器冷却系. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 15 4非常用海水系ポンプ5非常用冷却備. （１）高圧冷却系, , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , . , ( 2 )低圧注水系（ L P C I ）, , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , . 6外部電源および変電所、所内受電設備, , （１）外部電源の役割, , （2）福島第一原子力発電所の外部電源系統, ,
6第6
はじめに
本準備書面では、福島第一原子力発電所の非常用設備の状況、本件事故の経過、及び本件事故後に大飯原子力発電所の再稼働に際して実施された全交流電源喪失対策について主張する。訴状では本件事故の経過について、その概略のみを主張したが、被告国の作為義務及び被告東京電力の結果回避義務の内容をより一層明らかにするために、福島第一原子力発電所の非常用設備の状況及び本件事故の経過について、より具体的に明らかにしておく必要があるためである。ただし、国会事故調報告書１２頁（甲Ａ２号証）によれば、 「本事故の直接的原因は、地震及び地震に誘発された津波という自然現象であるが、事故が実際にどのように進展していったかに関しては、重要な点において解明されていないことが多い。その大きな理由の一つは、本事故の推移と直接関係する重要な機器・配管類のほとんどが、この先何年も実際に立ち入ってつぶさに調査、検証することのできない原子炉建屋及び原子炉格納容器内部にあるためである。しかし東電は、事故の主因を早々に津波とし、『確認できた範囲においては』というただし書きはあるものの、『安全上重要な機器は地震で損傷を受けたものはほとんど認められない」と中間報告書に明記し、また政府もIAEAに提出した事故報告書に同趣旨のことを記した。直接的原因を、実証なしに津波に狭く限定しようとする背景は不明だが、第１部で述べるように、既設炉への影響を最小化しようという考えが東電の経営を支配してきたのであって、ここでもまた同じ動機が存在しているようにも見える。あるいは東電の中間報告にあるように、『想定外』とすることで責任を回避するための方便のようにも聞こえるが、当委員会の調査では、地震のリスクと同様に津波のリスクも東電及び規制当局関係者によって事前に認識されていたことが検証されており、言い訳の余地はない。事故の主因を準波のみに限定すべきでない理由として、スクラム(原子炉緊急停止)後に最大の揺れが到達したこと、小規模のLOCA (小さな配管破断などの小破口冷却材喪失事故)の可能性は独立行政法人原子力安全基盤機構(JNES)の解析結果も示唆していること、 1号機の運転員が配管からの冷却材の漏れを気にしていたこと、そして１号機の主蒸気逃がし安全弁（SR弁）は作動しなかった可能性を否定できないことなどが挙げられ、特に１号機の地震による損傷の可能性は否定できない。また外部送電系が地震に対して多様性、独立性が確保されていなかったこと、またかねてから指摘のあった東電新福島変電所の耐震性不足などが外部電源喪失の一因となった。」とされており、本件事故に至った原因は準波に限定されていない。また、同報告書は、 「事故の根源的な原因は、東北地方太平洋沖地震が発生した平成23 (2011)年3月11日（以下『3.11』という）以前に求められる。当委員会の調査によれば、3.11時点において、福島第一原発は、地震にも準波にも耐えられる保証がない、脆弱な状態であったと推定される。地震・津波による被災の可能性、自然現象を起因とするシビアアクシデント（過酷事故）への対策、大量の放射能の放出が考えられる場合の住民の安全保護など、事業者である東京電力(中略)及び規制当局である内閣府原子力安全委員会(中略)、経済産業省原子力安全・保安院（中略）、また原子力推進行政当局である経済産業省（中略）が、それまでに当然備えておくべきこと、実施すべきことをしていなかった。」と、シビアアクシデント対策の不備が招いた人災としている。以下、政府事故調及び国会事故調の各報告書に従い、第１「福島第一原子力発電所の概要」においては、福島第一原子力発電所の所在位置、１号機ないし６号機の運転開始時期、事故当時の運転状況、及び福島第一原子力発電所の主要設備の概要を示す。第２「事故に対応すべき炉心冷却用の各種電源設備の概要」においては、まず、原子力発電所においての事故発生時に炉心損傷を回避するためには動力となる交流電源及び最終的なヒートシンク（熱の捨て場）が必要条件であることを明らかにする。その上で、通常運転時の熱の除去の仕組みを整理する。その後に、通常停止時及び非常停止時の残留熱除去の仕組みを述べ、さらに、残留熱の除去が作動しない場合に作動すべき非常用冷却設備等の概要を整理する。第３「東北地方太平洋沖地震後の事故経過」においては、東北地方太平洋沖地震の発生の後、原子炉が緊急停止すると同時に、地震により外部電源を全て喪失したことから、非常用ディーゼル発電機が起動した経過を明らかにする。第４「津波襲来後の事故経過」においては、東北地方太平洋沖地震によって発生した津波が、福島第一原子力発電所に到達したことにより、 1号機ないし6号機の非常用海水系ポンプ、非常用ディーゼル発電機、配電盤、直流電源及び非常用設備が、被水または電源喪失により機能喪失した経過を整理する。第５ 「全交流電源喪失後の事故経過」では、福島第一原子力発電所1号機ないし６号機が、全交流電源喪失または全電源喪失（全ての交流電源及び直流電源を喪失した状態）に至った後の、事故経過を整理する。第６「本件事故後にとられた対策」では、本件事故を受けてとられた、大飯原子力発電所３号機及び４号機の再稼働に際して実施された全交流電源喪失対策の概要を示す。
第１　福島第一原子力発電所の概要
1    設置位置
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４０km、同県郡山市の東約５ ５km、福島市の南東約６０kmに位置し、東は太平洋に面している。
2    設置・運転開始時期
福島第一原子力発電所においては、１９６７（昭和４２）年９月に１号機の建設が始まって以来、順次増設が重ねられ、本件事故当時には、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ型）が６基あった。１９７１（昭和４６）年３月に１号機、１９７４（昭和４９）年７月に２号機、１９７６（昭和５ 1）年３月に３号機、１９７８（昭和５３）年１０月に４号機、同年４月に５号機、１９７９（昭和５４）年１０月に６号機が、それぞれ運転を開始した。１号機は、被告東京電力にとっては初めての原子力発電所であり、本件事故の１５日後に運転開始から４０年が経過する予定であった。この中では最新の６号機でも、すでに運転開始から３１年が経過していた。
３　運転状況
原子力発電所は、ウラン燃料に中性子を当てて核分裂させ、その時に発生する核分裂エネルギーによる熱を発電に利用する発電設備である。ウラン燃料は原子炉圧力容器の中で発熱し、容器内の水を蒸発させる。発生した蒸気は、配管により蒸気タービンに送られ発電に利用される。 2 0 1 1 （平成2 3 ）年3月1 1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を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。そして、 6号機は、冷温停止状態であった。
4 福島第一原子力発電所の主要設備
（１）主要設備の配置
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㎡である。敷地の中には、原子炉建屋、タービン建屋、免震重要棟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、3号機と4号機及び5号機と6号機が、それぞれペアとなって建物などを共有している。 O. P. + 4 mの海側エリアには、後述する残留熱除去系等の非常用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．＋１０ｍ、５号機及び６号機の敷地がＯ．Ｐ． + 1  3 mであった。福島第一原子力発電所の主要建物の配置は以下のとおりである。
( 2 )主要設備の概要
(甲Ａ１９号証１９頁、図１－４)
①タービン建屋(T／B)
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、後述する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、後述する配電盤のほとんどが配置されている。
②原子炉建屋（R ／ B ）
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４５ｍある。原子炉建屋内には、圧力容器、原子炉格納容器の他に、発電に使用された後の燃料集合体を一定期間保管する使用済み燃料プールがあり、3月１１日の地震発生時点にも新旧あわせて多数の燃料集合体が格納されていた。また、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。 ③原子炉圧力容器原子炉は、高さ約２０ｍの圧力容器と、その外側の高さ約３４ｍの格納容器から成り立っている。圧力容器は、厚さ約１６０ｍｍもある鋼鉄製の頑丈な容器で、その内部で燃料の核分裂によって高温高圧の水蒸気を発生させている。
④格納容器
格納容器は、厚さ３０ｍｍの鋼鉄製の大型の容器で、放射性物質を外部に漏らさないための最後の砦の役割を果たしている。格納容器は、ドライウェル（D／W）と呼ばれるフラスコ型の容器と、「サプレッションチャンバー」（Ｓ／Ｃ）と呼ばれるドーナッツ型の容器から成り立っている。両者は、ベント管と呼ばれる８本の太い管で連通していて、大きな圧力差は生じないように設計されている。ドライウェルという名称は、サプレッションチャンバーと異なり、水が入っていないことによる。サプレッションチャンバーは大量の水を蓄えている。配管破断などの事故時や、後述の逃がし安全弁が開いて高温の蒸気が入ってきたとき、蒸気をこの水で冷やし液体の水に戻すことで、格納容器全体の圧力上昇を抑える。このため、サプレッションチャンバーは圧力抑制室とも呼ばれている。また、サプレッションチャンバー内の水は、後述する非常用冷却設備の水源としても機能する。 5逃がし安全弁逃がし安全弁（ＳＲ弁）は、圧力容器の圧力が許容値を超えた場合に作動する減圧用の安全弁である。1基の原子炉に8個( 1号機では4個)設置されている。
第２　事故に対応すべき炉心冷却用の各種電源設備の概要
1 事故発生時に炉心損傷を回避するために必要な条件
発電用原子炉が事故等によって停止した場合においても、原子炉圧力容器内においては既に発生した核燃料棒に溜まっている核分裂生成物が膨大な崩壊熱を発生させ続けることから、原子炉圧力容器の破損を回避するためには、原子圧力容器内を、長時間かつ継続的に冷却し続ける必要がある。そのためには、まず第１に、圧力容器内で発生する膨大な熱エネルギーを吸収して圧力容器の外に取り出す役割を果たす冷却材を、継続的に注入しかつ取り出し続け、強制的に循環させるための動力源（交流電源等）が必要となる。また、第２に、長時間かつ継続的な冷却のためには、圧力容器から熱を取り出した冷却材の膨大な熱エネルギーを、海水等の最終的なヒートシンク（熱の捨て場）に放出し続けることが必要とされる。これらの要件を欠く場合、圧力容器内を冷却することが不可能となり、その結果、温度が上昇を続けると、冷却材の喪失か
ら炉心損傷に至ることは避け難いところとなる。
以上から、原子炉の通常運転が停止した場合においても、海水等の最終的なヒートシンクを確保したうえで、冷却材を長時間かつ継続的に循環させるための動力源としての非常用交流電源が確保されることが、炉心損傷にともなうシビアアクシデントを回避するためには絶対的に確保されなければならない。以下、まず、通常運転時の熱の除去の仕組みを整理する。その後に、通常停止時及び非常停止時の残留熱除去の仕組みを述べ、さらに、残留熱の除去が作動しない場合（高度の安全性が求められる発電用原子炉において本来あってはならない事態であるが）に作動すべき非常用冷却設備等の概要を整理する。
2通常運転時における熱の除去
原子力発電所の通常運転時においては、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が、こ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だされ、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約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な。
3 残留熱除去系及び格納容器冷却系
原子炉圧力容器内の残留熱の除去が必要となる場合は、通常運転から計画的に原子炉の運転を停止する場合と、次に述べる、異常事態が発生した際の緊急停止の場合の、２つがある。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（原子炉スクラム）という。もっとも、原子炉スクラムによって原子炉を「止める」ことができても、既に発生した核燃料棒に溜まっている核分裂生成物は崩壊し、崩壊熱を発生させるので、原子炉圧力容器を冷却し続ける必要がある。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、主復水器より容量の小さい熱交換器を用いる残留熱除去系（R H R )、1号機においては格納容器冷却系（C C S）というシステムが起動し、原子炉を冷却することになる。残留熱除去系及び格納容器冷却系は、計画的な停止及び地震等における原子炉スクラムによる緊急停止の事態を想定して設計されているものであることから、常用冷却設備に分類される。
4 非常用海水系ポンプ
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」（ＣＣ S W）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」(R HRS）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。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 m）に設置されていた。
５　非常用冷却設備（甲Ａ２０号証１８５頁）
( 1 )高圧冷却系
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、非常用冷却設備が用意されている。原子炉運転停止直後の崩壊熱の冷却に際しては、発熱量が大きく原子炉容器内は高温高圧である。この段階で使用可能な非常用冷却設備として、高圧でも使用可能な非常用復水器（ＩＣ）、原子炉隔離時冷却系（Ｒ ＣＩＣ)、及び高圧注水系（ＨＰＣＩ）がある。 ①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、原子炉が高圧状態でも作動し、また動力を必要とせず、自然循環で冷却ができる。ただし、自然循環流路に４つのバルブがあり、それらが電源喪失時に何らかの方法で開かなければ、非常用復水器による受動的冷却は実現できない。その冷却機能は、１系統あたり約１００㎡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。
②原子炉隔離時冷却矛(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。原子炉隔離時冷却系は、圧力容器とサプレッションチャンバーの圧力差を利用して蒸気を流し、タービンポンプを駆動するものであり、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となる。また、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。なお、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ャンバー内の水を利用する。しかし、最終ヒートシンクをもたないことから、駆動に伴い、駆動に必要な前記の圧力差が減少し、また水源であるサプレッションチャンバー内の水の温度が上昇して、冷却機能を失う。 ③高圧注水系( P C I )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。原子炉隔離時冷却系と同様に、圧力容器内の蒸気によりタービンポンプを駆動するものであり、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。ただし、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ャンバー内の水を利用することから、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）と同様の限界がある。前記の残留熱除去系（R H R ）を、「サプレッションチャンバー冷却モード」として作動させることによって、サプレッションチャンバーの除熱を続け、この限界を無くすことは可能であるが、その場合には、動力源としての交流電源が必要となる。また、高圧注水系の操作には直流電源が必要である。
( 2 )低圧注水系( L P C I )
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り、高圧注水系に比較して大きな容量を持っている。低圧注水系は海水との熱交換器を使用し、サプレッションチャ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、交流動力電源が必要である。
6外部電源及び変電所、所内受電設備
( 1 )外部電源の役割
原子力発電所は、通常運転中は自身が発電している電力で諸設備を運転している。しかし、原子炉スクラムにより核分裂反応が停止されると、原子力発電所は発電機能がなくなる。そこで、諸設備を動かすための交流電源は、原子力発電所外部の変電所から送電線を使って送られてくる外部電源に切り替えられる。外部電源を使えば、残留熱除去系などを使って、原子炉を冷温停止状態にすることが可能となる。
( 2 )福島第一原子力発電所の外部電源系統
ア　福島第一原子力発電所の外部交流電源は、同発電所から８ｋｍの距離にある新福島変電所から、同発電所敷地内に設置された受電設備である超高圧変電所に供給されていた。なお、１号機には、東北電力株式会社の富岡変電所から東電原子力線を通じて電気が供給される予備送電線が用意されていた。イ　原子力安全委員会が策定した「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」は、原子炉施設における設備の耐震設計上の重要度を、Ｓ、 B及びＣクラスに分類していた。しかし、福島第一原子力発電所の外部電源設備の耐震クラスは、ノンクラスとされ、耐震対策が要求されていなかった。 7 非常用ディーゼル発電機（非常用D／G）
( 1 )本体
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。非常用ディーゼル発電機は、後述する非常用の高圧配電盤（M／C）に電源を供給し、外部電源が喪失した場合でも、原子炉を安全に停止するために必要な電力を供給する。
（２）設置場所
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５号機はＡ系及びＢ系の２系統、６号機はＡ系、Ｂ系及びＨ系の３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Ａ系及びＢ系は、いずれもタービン建屋地下１階（Ａ系がＯ. P. + 4. 9 m、B系がO. P. + 2 m)に設置されていた。 2号機のＡ系はタービン建屋地下１階( O. P. + 1. 9 m)、B系は、空冷式で、共用プール建屋１階（Ｏ．Ｐ．＋１０．２ｍ）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 m ）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 m)、B系は、空冷式で、共用プール建屋１階（O. P. + 1 0. 2 m）に設置されていた。 5号機のＡ系・Ｂ系は、いずれもタービン建屋地下一階（Ｏ．Ｐ．＋ 4. 9 m）に設置されていた。 6号機のＡ系・Ｈ系は、原子炉建屋地下１階（O．P．+ 5．８ｍ）、 B系は、空冷式で、ディーゼル発電機建屋１階（O．P．+１３．２ｍ）に設置されていた。
( 3 )非常用ディーゼル発電機の冷却機能
非常用ディーゼル発電機は、２号機Ｂ系、４号機Ｂ系、６号機Ｂ系を除き、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。水冷式非常用ディーゼル発電機本体が被水しなくとも、非常用ディーゼル発電設備冷却系海水ポンプが機能喪失すると、水冷式非常用ディーゼル発電機も機能喪失する。非常用ディーゼル発電設備冷却系海水ポンプも、全て屋外の海側エリア（O. P. +4 m）に設置されていた。
8 配電盤(甲Ａ２０号証２２頁)
（１）配電盤の役割
外部電源及び非常用ディーゼル発電機の電源は、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、各機器に電源を供給できなくなることから、配電盤は電源供給の要の役割を果たしている。
（２）高圧配電盤
高圧６９００Ｖの交流電源配電盤のことを、Ｍ／Ｃ（メタクラ）という。高圧配電盤（Ｍ／Ｃ）は、海水ポンプ等の大型設備を稼動するとともに、下記のパワーセンターに電力を供給している。常用（通常運転時に使用される設備に接続）、共通（常用のうち、隣接号機等への給電にも用いられる系統）及び非常用（外部電源が喪失したときに非常用ディーゼル発電機からの電力が供給される系統）の３系統からなる。
（３）低圧配電盤
アパワーセンター（ＰＣ）
低圧４８０Ｖの交流電源配電盤を、ＰＣ（パワーセンター）という。 M／Ｃからの電力を４８０Ｖに電圧を落として配電している。発電所内の多くの設備は、このパワーセンターから供給される電力によって駆動されている。常用、共通、及び非常用の3系統からなる。
イ　 M C C
ＭＣＣは低圧４８０Ｖ及び低圧２１０Ｖの交流電源配電盤で、パワーセンターから受電した電力を、小型開閉器を介して小型設備に供給する。
（4）配電盤の配置
福島第一原子力発電所の配電盤は、別紙①及び②の位置に設置されていた。
９ 直流電源
（１）直流電気の役割
通常運転時は、低圧配電盤（ＭＣＣ）からの交流電源を直流電気に変換し、バッテリーの充電、制御計測用、及び直流電動弁などの電源として使用する。２５０Ｖ、１２５Ｖ、２４Ｖの３種類がある。２５０Ｖの直流電気は原子炉隔離時冷却系(R C I C)弁、高圧注水系(H P C I )弁など、１２５Ｖの直流電気は中央制御室制御盤、直流電動弁など、２ ４Ｖの直流電気は放射線モニター、地震計などに、それぞれ使用される。
( 2 )直流電源（バッテリー）
全交流電源が失われた場合に備え、原子力発電所には直流電源のバッテリーが各号機に複数台備え付けられているが、福島第一原子力発電所においては、バッテリーは短時間の使用しか想定されていない。全交流電源喪失時においては、非常用の措置として直流電源により原子炉隔離時冷却系（R C I C）などの起動操作や制御をおこなうことは必要とされるが、結局、交流電源が復旧するまでの時間稼ぎにすぎず、最終的に原子炉を冷温停止状態に移行させるには、交流電源の復旧が不可欠である。長時間交流電源が復旧しない場合には、原子炉を冷却するための手段は尽き、炉心損傷のシビアアクシデントは避けられない。
（３）直流主母線盤の設置位置
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 m)、２号機はコントロール建屋地下１階(O. P. + 1. 9 m)、3号機はタービン建屋中地下階(O. P. + 6. 5 m)、4号機はコントロール建屋地下1階（O. P. + 1. 9 m）、５号機及び６号機はタービン建屋中地下１階（O．P．+ 9．５ m）に、それぞれ設置されていた。
1 0 まとめ
以上、福島第一原子力発電所における原子炉の冷却機能の概要を確認したが、結論としては、地震等の外的事象によって原子炉の緊急停止に至った場合において、炉心損傷というシビアアクシデントを回避するためには、最終的なヒートシンクを確保したうえで、冷却材を長時間かつ継続的に循環させるための動力源としての（非常用）交流電源が確保されることが絶対的に必要とされるところである。最終的なヒートシンクとなる非常用海水系ポンプの機能喪失、又は冷却材の長時間かつ継続的な循環のための（非常用）交流電源の喪失があった場合には、直ちに炉心冷却機能の喪失に至り、結果として炉心損傷に至る可能性が高いといえる。
第３　東北地方太平洋沖地震発生後の事故経過
地震の発生
1
2 0 1 1 （平成2 3 ）年3月1 1日1 4時4 6分、三陸沖の海底（北緯３８度０６．２分、東経１４２度５１．６分、深さ２４ｋｍ）を震源とするマグニチュード９．０の巨大地震が発生した（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１８０ｋｍ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。また、人間や建物にかかる瞬間的な力である最大加速度は、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（原発の設計の前提となる地震の揺れ）を上回った。
2 原子炉緊急停止(原子炉スクラム)
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。
全外部電源の喪失
3
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。そして、常用（外部）電源喪失時のフェールセーフ機能（機械や設備で、何か問題が発生した時に自動的に「安全サイド」に動作するように工夫しておく設計の考え方）として、蒸気タービンや主復水器へ行くメインの配管を閉じる主蒸気隔離弁が自動で「閉」となった。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（ I C）及び、２号機、３号機の原子炉隔離時冷却系（R C I C）が起動された。 (以上「２」、「３」、につき甲Ａ１９号証３７頁、４４頁。）
第４　津波襲来後の事故の経過
1　津波の襲来
福島第一原子力発電所の約１．５ｋｍ沖合の波高計によれば、水位は、 1 ５時１５分ころから上昇し、１５時２７分ころに約４ｍ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、 １５時３５分ころに測定限界であるＯ．Ｐ．＋　７．５ｍを超えた（第二波）。もっとも、上記時刻は、沖合1．5 k m地点の到達時刻であり、福島第一原発への到達時刻ではない。
2　海水ポンプの機能喪失
前記のとおり、福島第一原子力発電所の屋外の海側エリア（Ｏ．Ｐ． + 4 m）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、いずれも準波によりポンプのモータが冠水し、機能を喪失した。
3　主要建屋のある敷地への浸水
１号機ないし４号機が設置されていたエリアの想定準波高はO. P + 6． 1 mであり、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． + 1 0mであったが、津波はこの敷地高さを超えて浸水した。また５号機及び６号機が設置されていたエリアの想定準波高はO. P. + 6. 2 mであり、主要建屋の敷地の高さがO. P. + 1 3 mであったが、津波はこの敷地高さを超えて浸水した。
4
主要建屋内部への漫水経路
(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の主要建物内部への浸水経路は、①建屋の地上の開口部に取り付けられている建屋出入口②非常用ディーゼル発電機給気ルーバ③地上機器ハッチ③建屋の地下でトレンチやダクトに通じるケーブルである。ただし、タービン建屋において海水取水用の配管が破断した場合には、その破断面を通じて建屋内に海水が流れ込んだ可能性もある。
5 非常用ディーゼル発電機の機能喪失
( 1 )水冷式非常用ディーゼル発電機の機能喪失
津波により、福島第一原子力発電所の海側エリア及び主要建屋エリア全域が津波の浸水を受けた結果、以下のとおり、非常用ディーゼル発電機の機能が喪失した。 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、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関連機器が、準波により被水して機能喪失したことにより、停止した。 5号機及び6号機の水冷式非常用ディーゼル発電機は、本体は津波による被水を免れた。しかし、５号機は関連機器被水により機能喪失し、 6号機は非常用ディーゼル発電機を冷却するための非常用ディーゼル発電設備冷却系海水ポンプが機能喪失したため、運転することができなくなった。結果として、１号機ないし６号機の水冷式の非常用ディーゼル発電機はすべて機能喪失した。
( 2 )空冷式非常用ディーゼル発電機の機能要失
2号機、4号機及び6号機には、空冷式非常用ディーゼル発電機が設置されており、非常用ディーゼル発電設備冷却系海水ポンプが機能喪失しても、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、このうち、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を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。結局、非常用ディーゼル発電機は、６号機の空冷式非常用ディーゼル発電機のみが、機能喪失を免れた。
6 配電盤の機能喪失 （別紙①及び②）
（１）常用配電盤の機能喪失
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。
( 2 )非常用配電盤の機能喪失
ア　非常用高圧配電盤（Ｍ／Ｃ）の機能喪失
非常用高圧配電盤（M／C）は、１号機ないし６号機に１５台設置されていたが、６号機の原子炉建屋に設置されていたＣ系、Ｄ系及びＨ系を除く、全ての高圧配電盤が津波により被水し、機能を喪失した。
イ　非常用低圧配電盤（パワーセンター）の機能喪失
非常用低圧配電盤（パワーセンター）は、１号機ないし６号機に１５台設置されていた。しかし、非常用低圧配電盤のうち、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、６号機原子炉建屋地下２階に設置されていた6号機Ｃ系、同原子炉建屋地下1階に設置されていた6号機Ｄ系及び6号機ディーゼル発電機専用建屋地下１階に設置された６号機Ｅ系を除く、全ての非常用低圧配電盤が、津波により被水し機能を喪失した。
( 3 )  1号機ないし５号機の全交流電源喪失
別紙①のとおり、高圧配電盤(M／C)は、1号機から5号機までは、常用系、非常用系の全てが被水しており、仮に外部電源や非常用ディーゼル発電機が機能していたとしても、電力を必要とする機器に供給することができない状態であった。低圧配電盤についても大半は被水し、高圧電源車などの接続可能な箇所は限られてしまう状況であった。他方、６号機については、空冷式の非常用ディーゼル発電機のみならず、高圧配電盤、低圧配電盤といった配電盤も被害がなかったことから、電力供給先の機器を作動継続させることができた。
7     直流電源の機能喪失
( 1 )直流電源の機能喪失
津波による被水により、比較的高所である中地下階に設置されていた３号機、５号機及び６号機の直流主母線盤以外は、全て機能喪失した。
( 2 )  1号機、 2号機及び4号機の全電源喪失
以上のとおり、福島第一原子力発電所のうち、１号機、２号機及び４号機は、交流電源及び直流電源の全てを喪失し、全電源喪失となった。 3号機及び5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。6号機は、交流電源、直流電源のいずれも一部機能喪失を免れた。
8 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。
①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プの操作ができず、ほとんど機能しなかった。 ②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。なお、４号機ないし６号機は、当時定期検査中であったことから、原子炉隔離時冷却系は作動しなかった。 ③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。
第５
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４ 6分頃には燃料損傷が開始した。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。そこで、2号機においては、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、燃料損傷が開始した。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、直流電源は一部で生き残った。この直流電源のおかげで、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１ ３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、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、燃料損傷が開始した。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1 １時０１分頃には、３号機の原子炉建屋において水素爆発が起き、放射性物質が放出されるに至った。
4    全電源喪失後の4号機
4号機は、2 0 1 0 （平成2 2 ）年1 1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１５ 3 ５体が貯蔵されおり、この燃料の冷却をどう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、以降は燃料プールの水位が維持された。
5     5号機及び6号機
( 1 )  6号機
6号機は、空冷式の非常用ディーゼル発電機が高所に設置されていたため(O. P. + 1 3. 2 m)、準波の浸水を免れ、かつ、空冷式のため冷却水を海から取る必要がなかったことから海抜４ｍに設置された海水冷却ポンプ損傷の影響も受けることがなかった。さらに、６号機は配電盤も一部機能喪失を免れたため、非常用ディーゼル発電機の機能が維持され、交流電源が維持された。また、６号機は、直流電源も機能維持されたため、中央制御室や監視計器は無事作動しており、原子炉や使用済み燃料プールの様子を確認しながら作業が進められた。 １３日には、６号機は、生き残った非常用ディーゼル発電機によって、復水貯蔵タンクの水源を使った復水補給水系ポンプの電源も確保されていたことから、原子炉への注水も可能となった。 2 ０日には、６号機は、非常用冷却設備から、通常停止時の冷却系である残留熱除去系に移行し、6号機の原子炉は冷温停止状態で維持されるに至った。
( 2 )  5号機
5号機は、全交流電源は喪失したが、直流電源は一部機能喪失を免れた。そこで、１２日早朝から、５号機は、隣接プラント間の電源融通のための本設ケーブルを通じて、6号機の非常用電源から直流電源の受電を開始し、直流電源を維持した。さらに、５号機・６号機間に仮設ケーブルを敷設して、１３日夜には、５号機は、６号機からの交流電源の融通も確保し、復旧作業に必要な機器への電源供給が可能となった。３月１９日には、５号機の残留熱除去系の海水ポンプが起動し、原子炉は冷温停止状態に移行した。
6 まとめ
本件事故では、全電源を喪失した１号機及び２号機は炉心損傷に至った。また、３号機は直流電源が生き残ったが、長時間の全交流電源喪失状態は回復されず、間もなく直流電源であるバッテリーの枯渇により、炉心損傷に至った。他方、6号機は、交流電源の機能が維持されたため、最終ヒートシンクを確保した上で冷温停止状態に移行することができた。そして、５号機も、6号機から交流電源の融通を受け、最終ヒートシンクを確保した上で冷温停止状態に移行することが可能となった。以上のとおり、原子炉の緊急停止に至った場合において、炉心損傷というシビアアクシデントを回避するためには、最終ヒートシンクを確保したうえで、冷却材を長時間かつ継続的に循環させるための動力源としての（非常用）交流電源が確保されることが絶対に必要とされるのである。
第６　本件事故後にとられた対策
1　はじめに
本件事故後、被告国は、ようやく、これまで怠っていた全交流電源喪失事象に対する対策を進めるに至った。また、２０１２（平成２４）年７月には、関西電力株式会社は、被告国の行政指導に従い、新たに津波に起因する全交流電源喪失の危険に対する対策を実施し、大飯原子力発電所3号機及び4号機を再稼働するに至っている。これらは、本件事故前の被告国の全交流電源喪失に対する対策が、いかに不十分であったかを裏付けるとともに、本件事故後にとられた全交流電源喪失に対する対策が本件事故前から行われてさえいれば、本件事故は十分に回避可能だったことを示すものである。以下、本件事故後にとられた、大飯原子力発電所3号機及び4号機の再稼働に際して被告国の方針に従い実施された全交流電源喪失に対する対策の概要を示す。
2 大飯原子力発電所で実際にとられた対策
( 1 )大飯原子力発電所でとられた不十分な対策
本件事故後、被告国の行政指導により、日本国内の原子力発電所は、順次稼働を停止するに至り、最終的には全号基の停止に至った。こうしたなか、関西電力株式会社は、被告国の方針に従って、２０１２（平成2 ４）年７月５日には大飯原子力発電所３号機において、同年７月２１日には同４号機において、それぞれ発送電を開始し再稼働に至っている。この再稼働に際しては、不十分ながら次のような津波に対する浸水対策が新たに導入された（甲Ａ２１号証「原発再稼働最後の条件」、甲Ａ１ 9号証「福島原発で何が起こったのか　政府事故調技術解説」)。
（２）電源の多重化・多様化
前述した事故経過を踏まえれば、全交流電源喪失を防ぐべく、少なくとも、非常用ディーゼル発電機及び配電盤の配置を分散化し、設置場所の「多様化」を図っておくべきであったことは明らかである。また、直流電源が喪失した場合のバックアップ用の直流電源の不備、すなわち電源の「多重性」の欠如も、本件事故の原因の一つとして指摘できる。これと対照的に、たとえば、米国のアラバマ州プラウンズフェリー原子力発電所などでは、8時間の容量を有する移動式の直流電源が準備されていたが、福島第一原発においては、直流電源のバックアップ対策が取られていなかった（甲Ａ１９号証「福島原発で何が起こったのか」１２９頁・図３－３)。大飯原子力発電所3号機及び4号機においては、本件事故を受け、不十分ながら、全交流電源喪失に対処すべく、電源の多重性、多様性を確保する対策が実施された。本件事故前は、同発電所においては、外部電源を喪失した場合に電気を供給するバックアップ用の直流電源及び主要な配電盤は海抜１５．８ mのフロアに設置されており、また、非常用ディーゼル発電機は海抜1 0.0 mの位置に設置されていた。これに対して再稼働に際しては、これ以上の波高の津波が襲来した場合にも電気の供給を確保するため、海抜３３．３ｍの高台に空冷式非常用発電装置８台を設置し、想定を超える波高の準波に対する対策を取った。また、新たに、中央制御室などの監視機器へ電気を送ることのできる電源車を４台配備した。
( 3 )冷却源の多重化・多様化
原子炉が全交流電源喪失に至った場合に備え、原子炉内の核分裂に伴う大量の崩壊熱等を冷却するための装置及び非常用ディーゼル発電機から発せられる熱を冷却するための装置等（冷却源）が必要となる。こうした必要性に対して、たとえぼスイスのミューレベルク原子力発電所では、まったく独立した非常用冷却設備を、建屋ごとに独立させて追加している（甲Ａ１９号証１３１頁・図３－８）。大飯原子力発電所３号機及び４号機の再稼働に際しては、次のような冷却源の多重性・多様性を確保するための対策がとられた。すなわち、炉心の冷却および使用済み燃料ピット冷却に海水を注入できる消防ポンプを追加配備し、予備を含めた総配置数は８８台となった。また、全交流電源喪失時に稼働させる非常用ディーゼル発電機の冷却源として、可搬式エンジン稼働海水ポンプも３０台（予備を含めると３２台）配置した。このほか、原子炉補機冷却系（原子炉の周辺機器を冷却するための系統）に給水するポンプが停止した場合に備え、その機能を代替する自走式の大容量ポンプ１台を導入し、冷却用の海水を汲み上げられるようにした。さらに、想定外の波高の津波に備え、消防ポンプと自走式の大容量ポンプを海抜３０ｍ以上の高台に配置したほか、これらのポンプの燃料としてガソリンの入ったドラム缶を海抜１４．４ｍ、 ３３．３ｍ、４５ｍの各場所の油倉庫に保管した。加えて、自走式大容量ポンプ用の重油を備えた補助ボイラー燃料タンクも、海抜３１．０ｍの位置に2基設置した。
( 4 )津波浸水防止対策
本件事故の経過を踏まえると、非常用ディーゼル発電機及び配電盤の設置されているタービン建屋だけでも水密化しておけば全交流電源喪失は防げたはずであった。この点、たとえば、米国のアラバマ州ブラウンズフェリー原子力発電所においては、非常用ディーゼル発電機は、水密扉の部屋に設置されている（甲Ａ１９号証１２９頁・図３－４）。建物の水密化によるコストはそれほど高いわけではない。まして、重要設備が設置されている部屋だけに限定した水密化であれば、そのコストはさらに低くて済む。大飯原子力発電所3号機及び4号機の再稼働に際しては、本件事故で露呈した重要施設・設備の浸水に対する脆弱さに対して、次のような対策が講じられた。すなわち、原子炉周辺建屋内の各扉には、水密性を高めるためのシールが強化され、さらに、タービン建屋と原子炉周辺建屋間の扉には新たに防潮扉を設置し、仮に発電所敷地への浸水があっても「非常用ディーゼル発電機室」等には、水が入らないように対策がなされた。
( 5 ) 小括
以上のとおり、本件事故後、大飯原子力発電所3 、4号機においては、わずか約１年４ヶ月の間に、被告国の行政指導に従い、電源の多重化・多様化、冷却源の多重化・多様化、および浸水防止対策が実施されている。仮に、本件事故前に、被告国が、原子炉の事故という「災害が万がーにもおこらないように」するために、このような対策を講じるべく規制権限を行使していれば、本件事故は回避が可能であったかもしれないのである。