福島第一原子力発電所1号機の建設
敷地内において地中地震計による地震動観測を行った結果によれば、地表面上と基盤上の加速度比は約2.5であることが判明しており、基盤上で0.18gとすれば地表面上の加速度は約450Galとなるが、この敷地の近傍で、過去に地表で400Gal以上(震度階VII、激震)の地震動を経験したことはない。また金井式により、敷地地盤の固有周期Tを種々に変えた試算の結果によれば、正保3年の陸前地震(西暦1646年、マグニチュード7.6、震央距離68km)で、T=0.22secとしたときの影響が最大で、このときの基盤加速度の推定値が約180Gal。敦賀発電所の設計用最大加速度は0.25gであったが、過去の地震歴から福島地点の地震活動度(seimicity)を敦賀地点の1/1.5程度とみなし、したがって0.25g×1/1.5=0.17gが得られる。
このような考察が、福島発電所の設計用最大加速度振幅として、180Galを採用したことの根拠とされている。なお、格納容器・緊急停止系などの安全対策上特に緊要な施設については、この値の1.5倍すなわち270Galに対して、機能の保持されることを確かめることとした。
入力地震動の波形は、加速度応答スペクトルの形状が敷地で測定された微小地震と似ていることから、Taft 1957 EW地震動を用い、また当時の代表的な強震記録であったEl Centro 1940 NSも共に使用している。
なお、加速度が算出された経緯については原子力委員会月報に添付された設置許可時の資料「東京電力株式会社福島原子力発電所原子炉の設置に係る安全性について」に明記は無い。
1966年5月の発注時、ゼネコンへの現場説明は5月中に終えて6月より掘削整地を開始する予定となっていた。実際の工程もほぼそのような流れで1966年6月より埋め立て、敷地造成等の工事を開始。元々35mの高さの台地を上記岩盤設置の都合から海抜10mに造成し1967年3月末に完了、GEに引き渡され1号機の建設工事が開始された。
1号機の設置許可申請書は1966年6月1日に提出され、6ヵ月後に許可された(7月1日とする資料もある)。審査は原子炉安全専門審査会(会長向坊隆)で、7月1日付の申請に対して7月25日の第40回審査会にて委員13名より成る第27部会(部会長川崎正之)を設置し、審査を開始した。同部会は通産省原子力発電技術顧問会と合同審査を実施、炉、耐震、環境、プラント、電力の5つのグループを設定し、延べ約30回に渡る審査を実施し11月2日審査を完了、内容を妥当なものとして原子力委員会に報告した。
この時通産省側で審査を担当していたのは通産省公益事業局原子力発電課で、美浜発電所1号機と同時進行だった。課長だった井上力によると最盛期には週に数回審査絡みの会合を開いていたと言う。一方、当時審査に関わった東京電力の榎本聡明によれば、安全審査は1〜2週間に1度のペースで進められ、「今から見れば勉強会的な雰囲気」であり、審査の合間に研究機関等へ指導を仰いだり、GEとのテレックスでのやりとりを頻繁に実施し、技術の吸収に務めた。なお、プラントレイアウト及び取水方法の検討は許認可手続き及び契約業務と並行して進められた。
ただし、電力公害研究会はこの原子力委員会の安全審査について本発電所を例示し、部会会合9回(正味7回)、現地調査4回、審査開始1ヶ月後に審査状況報告、検討事項のとりまとめと中間報告の検討は2ヵ月後、部会報告書類の検討は3ヵ月後という同委員会の報告書からの実績を引用し、「監視や規制をすべき原子力委員会は一つ一つの安全性の研究による確認もせずに(中略)「安全である」との結論を出して(中略)建設を許しています」「このメンバーの顔ぶれからして本業のかたわらに審査委員を兼ねており、部会や各グループの会合(机上審査)以外に安全審査にどれだけ時間をさいたかはある程度うかがい知ることができます」と批判している。
12月の許可から一週間後、上述のように1号機について、GEとの一括購入契約が結ばれた。
結果として、BWRの導入はパイロット機関である日本原電が先行して敦賀発電所に建設することになり(東京電力初の原子炉に沸騰水型が採用された経緯を参照)、東京電力は敦賀1号機の1年遅れで工事を実施するように計画を立てた。通産省原子力発電課長の井上力(当時)は温厚さで知られる人物だったが、井上琢郎はこの計画立案の件で「もっと敦賀の経験を見てからにすべきではないですか」と強い語調で言われたという。
1967年4月1日には起工式が執り行われ、晴天で風の強い日であったという。
1号機の配管工事はGEより東芝がそのほぼ全てを受注し、更に当時関連会社だった石川島播磨に発注された。
主配管系全体の特徴を火力発電と比較すると、「原子炉-タービン-復水器-復水ポンプ-低圧給水加熱器-給水ポンプ-高圧給水加熱器-原子炉」の閉ループを形成する。このループはボイラの代わりに原子炉を設置し、脱気器を除いたもので大幅な差異は無い。しかし、原子炉、原子炉補機に関してはボイラ周りの系統と大幅な差異があった。『東芝レビュー』1969年1月号では同社が施行した配管系が一覧化されているが、総数34系統の内、原子炉周りの配管系は17系統であり、原子炉周りの殆どは安全上必要とされ設けられた系統であった。
本機の建設当時配管設計において特徴的な事項として挙げられたのは下記であった。
設計時の考慮
原子炉系配管には殆ど初層TIG溶接によるルートパス溶接が採用され、裏当金の採用は許されず、突合せ継手を使用する点が火力発電と相違する。ルートパス溶接は一般機器の溶接に比べ高度の技量を必要とし、溶接士の技量に依存する面が大きいので技量試験による確認がキーとなる。ただし、補助系配管では裏当て金も使用され、直径3インチ以下の小口径配管では隅肉溶接を採用する。但しインサートリングの使用は認められている。
格納容器を貫通(ペネトレーション)する部分には蛇腹(ベロー)を使用しフレキシビリティを持たせる。
現場の施工環境に即した施工法の研究が不足している。例えばインサートの要否・形状、アルゴンパージの要否、ステンレス系に対する層間温度の維持方法。
格納容器、原子炉建屋内では作業スペースが限られている上各系の配管が交錯しており、現場の溶接条件が悪い。そのために溶接士に特別の訓練を実施する必要がある。
配管加工
素管は鋼管の形状に仕上がった物を鉄鋼メーカーより入手するが、停止時冷却系統、給水系統、復水系統、一次格納容器スプレイ系など、呼び径が大きく厚肉の配管については、鋼板を入手してこれを曲げ加工によって成型する手法を取る。
曲げ部にはエルボの使用を優先し、現物合わせの施工が可能なクランプダイブ等による曲げ加工は忌避される傾向にある。特にステンレス配管の場合、熱間曲げによる温度管理、酸化防止策、熱処理、洗浄等で問題が多く、エルボの使用が望ましいとされた。
ルートパス溶接
初層TIG溶接によるルートパス溶接の前には、次の作業が重要である。
事前に配管レイアウトを図面通り配列する「開先合わせ」の作業。溶接面からは開先精度の維持が重要で、ルート間隙、食い違いは初層の溶け込み不良、抜け落ちに繋がるものとして、当時から警戒されていた。
もう一つの事前作業として、管内面が酸化するのを防止するため、溶接準備としてバックパージの実施が必要である。酸化度合いは炭素鋼、低合金鋼ではバックパージ不要な程低いケースもあるがステンレス鋼では激しいので完全なパックパージを必要とする。その一方で、使用するアルゴン、ヘリウム等の不活性ガスをチェックする方法が当時は不十分で、管系が長い場合や継手付近にオープニング(開口)がある場合、バックパージが不十分になりやすい。また、原子炉の大容量化により管の呼び径も大きくなる傾向にあり、大量のガスを使用し溶接の経済性も悪化する。更に当時は、ルートパス溶接で欠陥が発生した場合、「欠陥の補修は殆ど不可能に近い」とされていた。
突き合わせた開先にインサートリングを挟まずそのままTIG溶接を実施した場合、全姿勢で裏波ビードの仕上がりが良好となるが、本機のようなBWRでは初層条件がシビアな反面、上向き溶接に対してはかなりの熟練を要した。
異種金属溶接
素材から溶接を見直した場合、異種金属溶接について検討が必要であった。BWRでは炭素鋼と低合金鋼、或いはステンレス鋼といったように、異種金属の配管同士を溶接する機会がある。この場合溶接棒などは一般に溶接の困難な側(炭素鋼とオーステナイト系ステンレスの場合なら後者)に合わせる。またフェライト量の確保などの問題から溶接条件を良くするため、異種金属配管は工場溶接を基本とし、現地では同種金属溶接とする。このため工場溶接ではセイフエンドと呼ばれる同種金属溶接用の短い配管が溶接されて出荷される。
開先検査
BWRを含めた原子力発電の一次系配管が複雑な形状を取るのは、放射線遮蔽を考慮しているためでもある。その上、熱膨張による応力を低減する目的のコールド・スプリングが施工される配管系は開先合せが困難となる。
破壊モード
破壊モードとしては応力腐食割れの語こそ使用頻度が少ないものの、低応力下、材料鋭敏化での塩素、酸素による粒間割れなどは当初からオーステナイト系ステンレスなどで予測されていた。しかし、GEの予測は甘く、1号機建設後対策のため、放射化が問題視された配管については逐次SUS316L等の材料に置き換えされていった。
管系支持装置
火力発電所と比較した場合、蒸気条件が低く、熱膨張による管系の変位は相対的に少ないが耐震設計上の要求が多く、レストレイント、次いで油圧防振器が多用される。再循環系にはバネ式防振器が耐震目的で使用される。
原子炉格納容器はGETESCOから日立製作所に発注された。工場製作は1967年6月より開始され1968年6月に最終耐圧、漏洩試験に合格した。重量は1,200t、耐圧部の突合せ溶接部のみでも全長4,200m、放射線検査フィルムは1万3000枚を使用したという。また、工程面では1号機全体のクリティカルパスの一つとなっているため、工期の短縮に注意が図られている(工程管理の詳細は後述)。『日刊工業新聞』(1968年4月1日)によると従来の規格計算では間に合わないため、日立では計算機を使用した応力解析を導入し、品質保証のため、焼鈍炉も新造したという。
この予定を遅延させないために意識されたのは制作進行中に耐震および配管設計上の設計変更を弾力的に吸収することであった。格納容器は工場製作の段階では約1000個の部品に分割されていたが、出来る限り現地作業を少なくすることが求められた一方で、鋼板最大寸法、製造設備能力、輸送方法などが制約条件であった。この内、製造設備能力に係わる課題を更に具体的に述べると、現地での組立順序に合わせて部品を製造しつつ、工場の敷地内に限りがあるので、作業計画の検討に慎重を期し、ケガキ、開先切断、溶接、機械加工等に特殊な治具を使用した。なお、完成した部品は現地搬出前に工場内で仮組立を実施して精度を確認している。
多田正文によれば、格納容器用鋼板として1号機までの原子力発電プラントではASME SA 201 GrBないしSA 212 GrBというC-Si系炭素鋼板が使用された。この規格は1964年に変更され、前述の2種鋼板はそれぞれSA 515 Gr60およびSA 515 Gr70に継承、新規に低温衝撃特性の優れたC-Si系炭素鋼板としてSA516 Gr55 Gr60 Gr65 Gr70が制定された。しかし、1号機ではこの新規格鋼板を採用せず、2号機でSA 515 Gr70を採用することとなる。耐圧部に使用されたASTM 212 Gt.Bは低温における衝撃値を規制した材料で、配管同様、溶接条件、非破壊検査には注意が払われ、たとえば溶接士の認定試験は通産省技術基準とASME Code Section IXの両者に合格することが条件であった。また当時より工場内製作部分については自動溶接を積極的に導入している。現場溶接についても、溶接工は全て工場から派遣した者を当てたが、「現地の混雑した環境での作業というのは、不慣れであり、不得手」という問題がある事は認識されていた。下記のように地上作業が増やされたのは、このような背景もある。
MarkI格納容器の外形はひょうたんのような本体(ドライウェル)の下に円筒の架台を敷き、底部を囲む形でドーナツ状のサプレッションチェンバ(『火力発電』ではトーラスと呼称)が取り巻く形となっている。現地での組立は下の円筒部から上部に向けて組み上げていく形をとっており、この据付工事上の特徴として、当時日本最大の容量を誇ったガイデリッククレーンを投入し、「リング状ブロック建造方式」が採用された。この建造方式は、工場より搬入された部材を地上に仮設したコンクリート平面の作業盤でリング状に組立し、溶接・検査を実施後リングごと吊り込んで上段に重ねるものである。
また、現場建設での特徴として、据付が完了したドライウェル下部より局部漏洩検査を順次実施し2日間に渡った通産省試験で無漏洩を確認した。このことで、ドライウェルの据付が全て完了する前に、ドライウェル底部のコンクリートの打設を実施することが可能となり、土木工事の工程短縮に大きく寄与した。
トーラスの据付はアーチビーム部を起点にブロック状に分割されたトーラスを据付するミルストン式(en)を採用した。
格納容器完成後に設計圧力の1.15倍の圧力を加圧する漏洩試験を約1週間かけて実施し、完成検査を終了した。現地における溶接不良率は0.4%以下で「全般的にすぐれたもの」と評価された。
1968年に入っても通産省の試験を受ける検査要領書、試験計画書等が全く無い状態からのスタートで、GEのプロシーディアと呼ばれる文書はあったが役に立たない構成であったため日本語に和訳の上検査要領書として仕立て直した。コピー機も青焼き機しか市販されていない時代であったため、キングファイル3冊分の検査記録は全て手書きであった。
上記のようにまとまった設計であったが、その後、大きな変更もあった。1968年11月19日、東京電力は原子炉施設、電気工作物の変更申請をそれぞれ提出した。変更点は下記である。
電気出力変更:ドレスデン2・3号機、ミルストンでの実績が出揃い、出力にゆとりがあることが実証されたため、電気出力を40万kWから本来の計画値である46万kWに上昇
工学的安全施設:高圧注水系(HPCI)の追設。
制御棒引き抜き監視装置、選択制御棒挿入機構の追加
平田秀雄によればGEはコンクリートの基礎工事で「強度が足りない」と」指摘し、何度もやり直しすることになったが、コンクリート中の水分が適量か、GEの技術者が手で握って確かめているを見て「陶器職人」のようなプロ意識も感じた旨を回顧している。『鹿島建設月報』で建設工事を紹介した記事では「機器メーカーとのコオーディネーションの優劣が工事の進捗と品質を左右する」と述べ、特質の一つに「一般建物より複雑で精度を要求されるものを、土木工事的規模で施工する」点があげられ、その代表的な例が次に述べる格納容器周囲の遮蔽コンクリートの施工であった。
MARKI格納容器はフラスコ型のドライウェルとその下部に配されたドーナツ型のサブレッション・チャンバ(圧力抑制室)が外観上の特徴であるが、この内ドライウェルはその下部で円筒のスカートに支えられており、更にドライウェルとスカートに囲まれた空間にはコンクリート、モルタルで完全に充填され、ドライウェルを支えることになる。鹿島建設は工事着手に当たって、同社福島原子力出張所と技術研究所が共同して、予めこのような工事の基礎実験も実施していた。
鹿島建設福島原子力建設所長を勤めた中津留暎は竣工時に「建築と言う面からみますと、原子力発電所という建物の形が、むしろ物理屋さんが考えた、一番解析しやすい状態のままで、むしろ建築的に十分に検討されないままで建物をそれに合わせてつくっていかなければならないというようなところがある」と述べている。
また、当時東京電力の建設所では建築は設計班と工事班に分かれており設計でGEレターを解釈し、工事で作業実施を担当していた。構造検査の確認も数多く、当時新入社員で技術職だったある東京電力社員は「建物を造るのに、何故そんなに検査を一生懸命やるのかな」と原子力部門の技術的な文化に対して素朴な疑問をもっていたという。
また中津留暎は『電気情報』1971年6月号の座談会にて、日立でグラインダー工を地元募集した時と同様の課題に直面した旨を語っている。従って「普通ですと、経験のある業者がいる訳ですが、地元の素人の労務者を採用したために、社員が陣頭指揮に立たざるを得なかった」という。
建屋内の天井、鉄柱は錆が浮いて冷却水に交じるなどして放射化することを防ぐため、錆止めの塗料が使用されている。
田中直治郎は1号機着工前の1966年『電力』の臨時増刊号の対談で「できるだけ国産で間に合わせ得るものは国産でやるように事務当局に申しております。ただ東電の場合は非常に安全というか、安全を高く、高度な建前を取っておりますので国産で不安のあるようなものはこれを取らない、あくまでも安全に対して自信のあるもの使う」と述べていた。そして、この一例として原子炉圧力容器を挙げ、GEと石川島播磨に対して、1号機は「輸入にするのだ」と主張し、国産で実施する場合の条件として、石川島播磨のカウンターパートであるバブコック・アンド・ウィルコックス(B&W)との折衝、援助内容、対東電との間の監視方法、事実の探知方法などで、東京電力が満足できる措置が取られることを挙げている。
『原子力通信』によると当時GEも大量受注をこなすため、圧力容器製造は国内外のメーカーを積極的に下請として発注しており、米国内にはコバッション・エンジニアリング(CE)社、シカゴ・ブリッジ&アイアン(CB&I)社などが製造メーカーとしてあった。当時、日本メーカーと米国メーカーとの間では次のような技術提携が結ばれ、国内メーカー各社は最新技術の消化と受注準備にしのぎを削っていた。
日立、B&W「原電敦賀用圧力容器の設計審査」:1966年4月
石川島播磨、CB&I「ホルトン・ニュークリア・コンティメント・ベッセルに関する製造技術」:1965年7月
石川島播磨、B&W「東電福島1号機圧力容器の設計指導と製造方案指導に関する技術」:1966年12月
また当時、ASMEにて原子力発電の拡大に伴い圧力容器の新規格が制定されていた。これに伴い、火力発電技術協会は1966年10月29日より約1ヶ月の予定で米国に原子炉圧力容器の調査団を送ったが、団長は東京電力技術最高顧問を務めていた寺田重三郎、他に同社からは川人武樹、他社からも天野牧男(石川島播磨)、林勉(日立製作所)、野村純一(日本製鋼、副団長)等、福島第一をはじめとする東京電力の原子力発電所建設に関与することになった者が含まれていた。調査団は国産化を見据え、1967年3月までに日本における圧力容器のあり方について取りまとめる予定であった。
結局、原子炉圧力容器の制作は当時東芝と関連のあった石川島播磨重工業(現:IHI)が1966年12月より設計、応力解析を実施し、1969年に海送により出荷した。圧力容器を製作したIHI横浜第三工場を『とうでん』が取材した記事によれば、GEが石川島播磨に発注したのはこの頃、同社が過去にボイラ、化学プラントで多くの実績を重ねていたことを評価していたからである。また、石川島播磨側も日本の重電三社同様、アメリカに留学者を出すなどして原子力部門での取り組みに備えていた。例えば、圧力容器の設計には詳細な応力解析を必要としたが、石川島播磨はこのために以前より応力解析用計算機プログラムの開発を続け、1号機用容器の設計でその成果が駆使された。容器完成を報じた『原子力通信』によると、計算が困難な部位(下鏡制御入孔部、再循環出口レデュースドノズル、上蓋計測用斜角ノズル)については3次元光弾性模型試験を実施した。また、石川島播磨で作成した応力解析計算書、各種製造検査方案をB&Wに送付してレビューを受けている。
製造検査は安全性に直結することは石川島播磨も当初から認識しており、完成の約10年前から厚板溶接技術、溶接クラッド技術、模型応力試験などを進めて行った。また、「完成までに約3年かかるが、そのうち1年は検査の期間」「チェックリスト紙は2,000〜3,000枚に、検査回数は数千回」とコメントされている。
多田正文によれば、極初期を除き、米国軽水炉の原子炉圧力容器には抗張力56kg/mm2のマンガン・モリブデン鋼、或いはさらに衝撃性質を高めるためニッケルを添加した低合金鋼が用いられているが、1号機では焼ならし、焼き戻し材のASTM SA-302Bを用いているものの、ニッケルの添加は行わずそれに相当する熱処理を実施していた。1965年にはニッケルの添加を規定した焼入れ、焼き戻し材であるASTM A-533が規格として発行されたが、この規格を適用したA-533 Gr.B,Class1を使用した圧力容器は2号機から採用された。
なお、圧力容器は蓋を取り外し可能なようにフランジ接続となっており、漏洩防止のため二重Oリングが施工されている。炉心と圧力容器の間には20本のジェットポンプと冷却水があるため、圧力容器の中性子照射量は減少が見込まれ、40年運転で1018nvt、脆性遷移温度の上昇は55℃と見積もられた。
本発電所での水切り(建設現場への荷揚げ)は現地物揚場に設備された700t吊りジンポールデリック、建屋での据付は特設されたタワーデリック、リフティングタワーが用いられた。
原子炉圧力容器は鉄パイプ製のコロに載せてウィンチで据付場所まで曳いたが、暴走を避けるため少しずつしか移動出来ず、300mの移動に5日かかった。当時東電の技術者で後に本発電所内「福島原子力技能訓練センター」に転じた平田秀雄はピラミッド建設になぞらえて回顧している。1996年当時の技術なら1日仕事だという。なお、1969年5月の圧力容器を船から陸揚げする方法は作業方式としては世界初のケースであった。
圧力容器の底では、制御棒ハウジングを補強するように約100本のスタブ・チューブが底部から伸びている。東芝福島原子力事務局長の渡辺祐一が『電気新聞』の座談会にて述べたところによると、このチューブにハウジングを溶接する際はGETESCOから自動溶接機を持ち込む方法を採り、工期短縮と品質向上にも繋がったという。
地震対策としては、円筒胴にスタビライザーを8個取付し、地震による振れの軽減を図っている。
深井祐造によれば、BWRの発展期から分類すると単純サイクルの強制循環炉だが、先行する敦賀1号では炉心の冷却水は全て圧力容器外に取り出して3ループの再循環水ポンプにより駆動していたものが、本発電所1号機ではジェットポンプが開発されたため、圧力容器外に取り出されるジェットポンプ駆動水は炉心冷却水は約半分程となり、再循環ループ数も2となった。一方、『OHM』1966年12月号ではジェットポンプについて「採用しない場合再循環回路を四つ必要とするのに対し、二つでよいことになり、装置及び建物に対する建設費が安くなる」と解説している。従って、敦賀1号機より熱出力が増加したにもかかわらず、再循環ポンプ流量は敦賀1号の130m3/mmより低い121m3/mmとなっている。
東芝の福島建設所所長渡辺祐一はジェットポンプのブレーサーアームの溶接を挙げ「ステンレスの特性として溶接すると、非常に収縮し(中略)変形を生じます。これを防ぎながら、溶接作業を進めるのに、苦心をいたしました」と述べている。
電気品としては主変圧器、起動変圧器、超高圧開閉所関係機器などが挙げられる。これらは原子炉外に設置され、GEを経由せず直接東芝に発注された。
主変圧器
定格容量:490MVA
タップ電圧:17.55-287.5/281.25/275.0kV
冷却方式:送油風方式
%インピーダンス:10.0%
%インピーダンスの決定に際しては、負荷端からの距離が長大であるため、送電線路のインピーダンスが大きい。このため安定度を向上を考慮し、通常火力の約20%に比較し10%に抑えられた。
始動変圧器
定格容量:32MVA
タップ電圧:287.5/281.25/275.0-6.9kV
冷却方式:油入自冷式
%インピーダンス:9.65%
所内変圧器
定格容量:32MVA
タップ電圧:18.0/17.55/17.1/16.65/16.2-6.9kV
冷却方式:送油風冷式
%インピーダンス:8.0%
始動変圧器、所内変圧器の%インピーダンスは、下記の2条件をグラフ化した際に上限、下限の間の範囲内で選定した。
最大電動機の始動に際し、電圧降下を一定の限度に抑えるためのインピーダンスの上限
短絡電流(短絡容量)によるインピーダンスの下限
『朝日新聞』はGEが1号機の建設をターンキーにて請け負った際、米本国でハリケーンによる暴風で倒木などが舞い上がり、建屋に突き刺さることを懸念して地下に配置した設計をそのまま導入したという説明を取り上げたことがある。立地調査には述べられていないが、『東北の土木史』への佐伯正治の寄稿に見られるように、当地においても突風の発生し易い季節などがあることは東京電力も知っていた。佐伯によると春先には山から海に向かって吹く風が強く、突風も頻発すると述べており、調査所時代に50m/secの突風で電柱が折れたこともあった。また、1928年に大野駅-夜ノ森駅間で突風により国鉄常磐線で車両転覆事故があった事実も参照していた。一方で1966年5月に田中直治郎が社外への説明の際示した計画案(英語図面)では、FL.EL.10.20m上の高さ(1階)にDIESEL GENERATORと6900V SWGRが収納されていた。その後決定案では非常用ディーゼル発電機は地下1階に設置となった。
建設時、1号機の非常用電源は下記より形成されていた。
非常用ディーゼル発電機:2台。内1台は2号機と共用
無停電(バイタル)交流電源設備
ディーゼル発電機
1号専用ディーゼル発電機は容量2750kVA(2200kW)。ディーゼルエンジンは1600HPを2台備え、「エンジン-発電機-エンジン」の櫛形配置となっている。燃料は軽油である。1号専用発電機の容量は1号機の非常用炉心冷却系等、工学的安全施設の運転を賄うことが出来るように選定されている。
2号機との共用ディーゼル発電機は容量8125kVA(6500kW)で、9000HP(『日刊工業新聞』では9300HP)のエンジンにより駆動する。1号専用機より容量が大きいのは共用先の2号機の工学的安全施設の必要容量から決定されているためである。『電気計算』によれば、燃料は軽油とのみあるが、納入を報じた『日刊工業新聞』ではより具体的にA重油と明記されている。
1・2号機との共用発電機は納入時世界最大の中速ディーセル機関であったため、上記のように『日刊工業新聞』にて紹介された。納入された機関と同じシリーズの40X形は1966年に初号機を完成した当時としては新しい型式で、1号機に納入されるまでに工業、都市電源装置用途で40台以上の受注実績を積み重ねており、これをベースに原子力発電所用に所与の改良を加えたものであった。
仕様(特記無き場合上記『日刊工業新聞』記事より)
形式:18V40X形
サイクル:4サイクル
シリンダー配置:V型
シリンダー径:400mm
ストローク:520mm
シリンダ当たり出力:530PS/cyl(40X形の仕様)
シリンダー数:18
Pme kg/cm2:16.6
Cm m/s:7.4
回転数:毎分429回転
出力:9300馬力(1時間10%過負荷)
電気出力:6500kW
使用燃料:A重油
瞬時起動を実施可能なように設計(通産省の実施した検査では8.7秒の成績)
地震等納入時に想定した災害に耐えるよう本体、付属機器、配管を設計
冷却方式:水冷(このため海水ポンプを岸壁に設置)
非常用ディーゼル発電機は外部電源喪失信号或いは冷却材喪失信号を受信した際に自動起動し、タイマーによって6.9kV所内高圧母線に投入される。2台の非常用ディーゼル発電機の母線は互いに独立しており、信頼度向上が意図されている。