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1 BWR 発電所のあらまし 東電 福島第一原子力発電所の事故を振り返って 鈴木征四郎元日本原子力発電 ( 株 ) NPO 放射線安全フォーラム 1. 国内原子力発電所の概要 2.BWRの変遷 3. 東京電力について 4. 東北地方太平洋沖地震と津波 5. 原子力発電所の被災状況 6. 福島第一原子力発電所の炉心溶融 7. 事故がもたらした課題 1

2 1 東北地方太平洋沖地震の原子力発電所への影響 東通 1: 定検にて停止中 女川 1~3: 地震にて自動停止 福島第一 1~3: 地震にて自動停止 4~6: 定検にて停止中 福島第二 1~4: 地震にて自動停止 東海第二 : 地震にて自動停止 11 炉が自動停止 2 2

3 原子力発電所の運転状況 (6 月 6 日現在 ) 運転許可発電炉 54 基 運転中 19 基 泊 2,3 美浜 2 高浜 2,3,4 大飯 1,2,4 伊方 1,2 玄海 1,4 川内 2 柏崎 1,5,6,7 島根 2 東日本大震災にて停止 11 基 女川 1,2,3 福島第一 1,2,3 福島第二 1,2,3,4 東海第二 定期検査による停止 22 基 福島第一 4,5,6 浜岡 3 他 首相要請による停止 2 基浜岡 4,5 3 沸騰水型炉 (BWR) 原子力発電のしくみ 4 3

4 加圧水型炉 (PWR) 原子力発電のしくみ 5 BWR と PWR の原子炉の比較 6 4

5 BWR と PWR 原子炉圧力容器の比較 BWR( 福島第二 110 万 kw) PWR( 玄海 3.4 号機 118 万 kw) 設計圧力 87.9 kg/cm2g 最高使用圧力 175 kg/cm2g 設計温度 302 最高使用温度 343 運転圧力 70.7 kg/cm2g 運転圧力 約 157 kg/cm2g 運転温度 286 原子炉容器出口温度 約 325 原子炉容器入口温度 約 289 全高 ( 内のり ) 約 22m 全高 約 12.9m 胴内径 約 6.4m 内径 約 4.39m 肉厚 約 16cm 最小肉厚 約 13.5cm 全重量 ( ふたを含む ) 約 750t 重量 約 400t * 各データは ATOMICA による *Wikipedia による 7 原子炉建屋 格納容器 圧力容器 燃料プールの位置関係 8 5

6 9 10 6

7 酸化ウラン ジルカロイの溶融温度 * UO2の融点 2700~2800 Zr 合金 * の融点 1850 Zr:98.25% Sn:1.45% Cr Ni Fe 等 ジルカロイは高温で水と反応し 水素を発生する 900 以上にて Zr+2H 2 O ZrO 2 +2H mg/cm mg/cm mg/cm2 US ANL Baker-Justの酸化量計算式に よる10 分間の値

8 13 福島第一原子力発電所 原子炉の概況 号機 出力 (MWe) 運開年月 タイプ BWR-3 BWR-4 BWR-4 BWR-4 BWR-4 BWR-5 格納容器形式 MARK-Ⅰ MARK-Ⅰ MARK-Ⅰ MARK-Ⅰ MARK-Ⅰ MARK-Ⅱ 主契約者 GE GE 東芝 東芝 日立 東芝 GE 東芝 国産化率 (%) 燃料集合体数 # U 装荷量 (t) 使用済燃料のプール貯蔵量 ( 体 )* RPV 内径 φ 外高 (m) 4.8φ φ φ φ φ φ 23 RPV 最高使用圧力 (kg/cm2g) 約 84 約 84 約 84 約 84 約 84 約 88 RPV 最高使用温度 ( ) 約 300 約 300 約 300 約 300 約 300 約 300 主蒸気安全弁 3 個 3 個 3 個 主蒸気逃がし安全弁 4 個 8 個 8 個 11 個 11 個 18 個 隔離時冷却系 非常用復水器 (IC) 原子炉隔離時冷却系 (RCIC) 原子炉隔離時冷却系 (RCIC) 原子炉隔離時冷却系 (RCIC) 炉の状態 (3 月 11 日 ) 運転中 ~ 原子炉隔離時冷却系 (RCIC) 運転中 ~ 運転中 ~ 定検中 ~ 全燃料取出済 定検中 ~ 燃料は装荷済 原子炉隔離時冷却系 (RCIC) 定検中 ~ 燃料は装荷済 *2010 年 12 月末時点の値 他に共用プール :6,375 乾式キャスク 408 計 10,661 体を保有 #MOX 燃料 32 体は に搬入され 10 年以上プールに保管 装荷 起動 14 8

9 福島第一 第二 立地市町村と隣接市町村の人口 伊達市 66,345 川俣町 15,758 葛尾村 1,485 南相馬市 70,954 飯舘村 6,189 浪江町 20,661 双葉町 6,900 双葉町 : 福島第一 5 6 号機 大熊町 11,321 富岡町 15,736 大熊町 : 同 1~4 号機 富岡町 : 福島第二 3 4 号機楢葉町 : 同 1 2 号機 楢葉町 7,826 田村市 41,212 いわき市 344,933 川内村 2,895 広野町 5, 福島第一 サイトレイアウト 双葉町 大熊町 16 9

10

11

12 21 ABWR( 改良型沸騰水型 ) のしくみ 改良型沸騰水型 (ABWR) は 従来型 BWRを改良したもので 安全性 信頼性の向上を図り 同時に作業者が受ける放射線量や放射性廃棄物発生量の低減 運転性 操作性の向上が図られています 主な改良点は以下のとおりです 1. 配管系統の単純化原子炉圧力容器の外に設置されていた原子炉再循環ポンプを容器の中に設置したことにより 原子炉再循環ポンプ周りの配管がなくなり 配管系統が単純化されるため より安全性が向上します 2. 制御棒駆動システムの多様化水圧駆動であったものに微調整可能な電動駆動を加え 制御棒駆動源を多様化したことにより 運動性 信頼性が向上します 3. 耐震性の向上原子炉再循環ポンプ周りの配管がなくなったことによって 原子炉圧力容器および原子炉格納容器の重心が低くなり また 原子炉格納容器を鉄筋コンクリート製とし 原子炉建屋と一体化することによって 耐震性が向上します 東通村エネルギーセンター ( 東通村 東北電力 東京電力 ) による 既存の柏崎 刈羽 6,7 号機 浜岡 5 号機 志賀 2 号機が ABWR 型である 22 12

13 東京電力 東通 1 号機 (ABWR) 主要設備 東通村エネルギーセンター ( 東通村 東北電力 東京電力 ) による 23 東京電力 東通 1 号機 (ABWR) 主要系統 東通村エネルギーセンター ( 東通村 東北電力 東京電力 ) による 24 13

14 1. 鉄筋コンクリート製格納容器の採用 鋼製格納容器に代えて鉄筋コンクリート製格納容器を採用し 建屋容積が相対的にコンパクトになります この鉄筋コンクリート製格納容器の性能は 耐震性をはじめ従来の格納容器と同等以上です 中部電力ホームページ 改良型制御棒駆動機構の採用 通常運転時の制御棒駆動方式を電動駆動とすることにて 微調整が可となり 運転性が向上します 中部電力ホームページ 26 14

15 3. 原子炉内蔵型再循環ポンプ ( インターナルポンプ ) の採用 原子炉内蔵型再循環ポンプを採用することにより 再循環系配管がなくなり 定期検査時に作業員が受ける放射線量が低減されます 中部電力ホームページ

16

17 福島第一 原子炉格納容器の基本仕様 1 号機 2 号機 ~5 号機 6 号機 形式 MK-1 MK-1 MK-1 材料炭素鋼炭素鋼炭素鋼 設計圧力 (kg/cm2g) 約 4.4 約 3.9 約 2.85 設計温度 ( ) 約 140 約 140 D/W 約 170 S/C 約 東京電力の資本 資産 資本金 9009 億 7500 億円 発行済株式数 16 億 701 万株 同 売上高 ( 連結 ) 5 兆 3685 億円 同 総資産 ( 連結 ) 14 兆 7903 億円 同 従業員 ( 連結 ) 53,036 人 現在 ( 単独 ) 36,733 人 同 32 17

18 東京電力の首都圏近傍の主要火力 原子力発電所 中央 広野火力 380 万 kw 鹿島火力 440 万 kw 大井火力 105 万 kw 品川火力 114 万 kw 常陸那珂 100 万 kw 東 千葉火力 288 万 kw 五井火力 188 万 kw 姉ヶ崎火力 360 万 kw 袖ヶ浦火力 360 万 kw 富津火力 504 万 kw 西 横須賀火力 227 万 kw 川崎火力 150 万 kw 横浜火力 332 万 kw 南横浜火力 115 万 kw 東扇島火力 200 万 kw 火力計 25ヶ所 3819 万 kw 福島第一原子力 469 万 kw(6 基 ) 福島第二原子力 440 万 kw(4 基 ) 柏崎刈羽原子力 821 万 kw(7 基 ) 原子力 計 3ヶ所 1731 万 kw 水力 160 ヶ所 発電設備総容量 899 万 kw 6449 万 kw 33 平成 23 年 東北地方太平洋沖地震 震度 6 弱石巻市 震度 6 強楢葉町 富岡町 大熊町 双葉町 震度 6 弱東海村 34 18

19 東北地方太平洋沖地震 津波の高さ 福島第一 1 号機 ~4 号機 5,6 号機 海抜約 10m 海抜約 13m 津波の高さ 14~15m 浸水 4~5m 女川 1~3 号機 海抜 14.8m 津波の高さ 17m 東海第二 海抜 8m 津波の高さ 5.4m 35 地震発生後の各発電所の対応 1) 女川原子力発電所 (1 号機 :52.4 万 kw 2~3 号機 :82.5 万 kw) 3 月 11 日 ( 金 ) 14:46 1~3 号機は 地震発生により自動停止 1 号機は外部電源喪失により非常用 DG 起動 ( 起動変圧器故障 ) 2,3 号機は外部電源から受電中 2 号機は原子炉起動直後で原子炉の温度は100 未満の冷温停止状態 15:30 1 号機タービン建屋地下 1Fから発煙を発見 消火活動開始 17:15 二酸化炭素消化装置による消火を開始 22:55 消火を確認 ( 高圧電源盤からの発煙であったことを確認 ) 3 月 12 日 ( 土 ) 0:58 1 号機原子炉の温度は100 未満の冷温停止状態 1:17 3 号機原子炉の温度は100 未満の冷温停止状態 (22:00 報による ;1 号機は起動変圧器復旧により外部電源からの受電開始 ) RCW(B) 及びHPCWポンプのモーターが津波で冠水 2) 東通原子力発電所 (110 万 kw) 3 月 11 日 ( 金 ) 14:46 定期検査のため停止中だったが 外部電源喪失により非常用 D/G 起動 充電中 23:59 外部電源から受電開始 36 19

20 3) 東海第二原子力発電所 (110 万 kw) 3 月 11 日 ( 金 ) 14:48 地震発生により自動停止 ( タービン振動大 ) 15:10 原子炉未臨界 18:30 現在外部電源喪失により非常用 DG 起動 RCICにて水位確保 水位 L2 到達により HPCS 起動 現在 L8. 3 月 13 日 ( 日 ) 19:37 外部予備電源が復旧したことを受け 所内電源への切替を実施 3 月 15 日 ( 火 ) 00:40 冷温停止 非常用 D/G 海水ポンプ1 台が津波で冠水 10:00 外部予備電源から充電中 原子炉の圧力 水位とも安定 外部への放射能の影響はなし 3 月 18 日 ( 金 ) 15:00 外部予備電源から外部常用電源への切替を実施 37 1 号機の事故経過概要 11 日 14:46,47 原子炉スクラム 外部電源喪失 14:52 非常用復水器 (IC) 自動起動 ( その後 手動で弁開閉操作 ) 15:37 全交流電源喪失 (IC 機能喪失仮定 ) 12 日 0:49 格納容器ドライウエル (D/W) 圧力が設計圧力を超過 5:46 消火系を用いて淡水注水を開始 14:30 格納容器ウェットウエル (W/W) ベント (PCV 圧力低下 ) 15:36 原子炉建屋での爆発 19:04 消火系を用いて海水注水を開始 原安委報告 38 20

21 39 2 号機の事故経過概要 11 日 14:47 原子炉スクラム 外部電源喪失 15:02 原子炉隔離時冷却系 (RCIC) 手動起動 15:41 全交流電源喪失 12 日 4:20 RCIC 水源切替 ( 復水貯蔵タンク CST 圧力抑制室 S/C) /) 14 日 13:25 RCIC 停止 ( 推定 ) 18:00 頃 原子炉減圧 ( 主蒸気逃し安全弁 (S/R 弁 ) 開 ) 19:54 消火系を用いて海水注水を開始 (16:34の作業は水位変動が確認できていない) 15 日 0:02 格納容器ドライウエル (D/W) ベント ( 数分間 ) 6:00 頃 衝撃音が発生 原安委報告 40 21

22 41 3 号機の事故経過概要 11 日 14:47 原子炉スクラム 外部電源喪失 15:06 原子炉隔離時冷却系 (RCIC) 手動起動 15:42 全交流電源喪失 12 日 11:36 RCIC 停止 12:35 高圧注水系 (HPCI) 自動起動 ( 水位 L-2) 13 日 2:42 HPCI 停止 9:08 原子炉減圧 ( 主蒸気逃がし安全弁 (S/R 弁 ) の開操作 9:20 格納容器 (PCV) の圧力低下を確認 ( ベント弁開操作を以後数回実施 ) 9:25 消火系を用いて淡水注水を開始 13 日 13:12 消火系を用いて海水注水を開始 14 日 11:01 原子炉建屋での水素爆発 原安委報告 42 22

23 43 原子炉建屋 タービン建屋配置図 ( 例 ) 44 23

24 送電線 鉄塔位置図

25

26 57 4) 福島第一原子力発電所 1~3 号機の事故経過 3 月 11 日 14:46 地震発生 定格運転中であった1~3 号機は 自動停止 4~6 号機は定期検査にて停止中であった 地震の揺れで送受電用設備に事故が発生 1~4 号機用の大熊線 4 回線のうち 1L 2Lは受電遮断機損傷 3Lは改造工事中 4Lは障害停止 にて外部電源を失い D/G が起動され負荷を保持して原子炉の冷却 (IC またはRCICにて ) を開始した 15:42 福島県沿岸に津波が襲来 ( 津波マグニチュードは9.1 観測史上 4 番目 ) 福島第一 1~4 号機用 D/G 系は 津波により M/C 配電盤の冠水 損傷 冷却用海水系の喪失 D/G 本体の故障 ( 水没等 ) によりD/G8 台が機能喪失し 全交流電源を喪失した (15:42 1~3 号機原子力災害特別措置法第 10 条報告事象と判断 通報 : 外部電源の喪失後 非常用 DGが自動起動したが故障により全交流電源が喪失状態のため ) 15:45 オイルタンクが津波により流出 ( 官邸情報 ) 16: 号機の注水流量の確認ができず 非常用炉心冷却装置 (ECCS) 注水不能に該当と判断 第 15 条報告事象として通報 (1 2 号機の注水流量の確認ができないため 念のため 非常用炉心冷却装置注入不能 に該当すると判断 ) 直流電源のみで作動する原子炉冷却系により冷却が保持されていたが 状態監視用の計器類を見ることができず 中央制御室電源断 ( 含む照明 ) 58 26

27 11 日 19:03 原子力緊急事態宣言発令 ( 首相 ) 原子炉冷却水の喪失が発生していると見なして宣言 20:50 福島県対策本部 : 半径 2kmの住人に避難指示 ( 半径 2km 以内の住人は1864 人 ) 21:23 国 : 原子力災害特別措置法第 15 条第 3 項により 半径 3km 圏内の住人に対する避難指示 半径 10km 圏内の住人に対する屋内退避指示 23 時頃 :1 号機 R/BとT/Bの間の通路で1.2mSv/hの線量率を測定 12 日 01:20 格納容器圧力異常上昇 15 条報告事象と判断 通報 04:04より 敷地境界周辺サーベイ測定値が上昇 正門 ( 西側境界 ) M/P8( 南側境界 ) 地点で共に1~5μSv/h(BGは0.06μSv/h) となる 5:44 半径 10km 圏内に対する避難指示 ( 首相 ) 日 6:50 保安院から原子炉等規制法第 64 条第 3 項の規定に基づき 1 号機および2 号機の原子炉格納容器の圧力抑制命令 10:17 1 号機ベント開始 10:30 正門付近の線量率が385μSv/hとなる 15:13~M/P4( 北西境界 ) 付近での測定値に 160μSv/h を検出 15:29には1015μSv/hを記録 15:36 1 号機水素爆発 (1 号機の原子炉建屋最上階部分の外壁が喪失 ) その後 M/P4 地点の線量率は 間もなく低下し16:15には 108μSv/hとなった 16:17MP4 付近の放射線量の値が制限値 (500μSv/h) を超えたため15 条報告事象と判断 通報 18:25 総理が 半径 20km 圏内の住人に対する避難指示 20:05 保安院が 原子炉等規制法第 64 条第 3 項の規定に基づき 1 号機の海水注入等を命じた 20:20 1 号機海水およびホウ酸注入を開始 60 27

28 13 日 05:10 3 号機の全注水機能を喪失 原子力災害特別措置法第 15 条報 告事象と判断 ( 非常用炉心冷却装置注入不能 ) のため ) 08:56 発電所境界 (MP4) の放射線量が制限値 (500μSv/h) を超えた ため原子力災害特別措置法第 15 条報告事象と判断 09:20 3 号機ベントを成功 ( ベント弁の操作を行い 8 時 41 分に圧力を降下させる措置を 完了 ) 09:25 3 号機原子炉内に消火系ラインからホウ酸を含んだ真水注 入開始 09:30 総理が 原子力災害特別措置法に基づき 放射能除染スクリー ニングの内容について指示 13:12 3 号機注水を真水から海水に切替およびホウ酸注入を開始 14:15 発電所境界 (MP4) の放射線量が制限値 (500μSv/h) を超えた ため原子力災害特別措置法第 15 条報告事象と判断 14 日 06:50 3 号機格納容器圧力が 530kPa まで上昇 11:01 3 号機水素爆発 18:22 2 号機原子炉水位 3700mmに到達 燃料全露出と判断 15 日 06:10 2 号機圧力抑制室付近で異音が発生 同室内圧力が低下 破損の疑い 06:14 4 号機 音がして原子炉建屋の壁に穴が開いた 3 号機から発煙 61 地震発生後の事象発生までの時間の解析 ( 東電解析のケース例 ) 事象 1 号炉 2 号炉 3 号炉 炉心露出開始時間約 3 時間約 75 時間約 40 時間 炉心損傷開始時間約 4 時間約 77 時間約 42 時間 原子炉圧力容器破損時間約 15 時間約 109 時間約 66 時間 原安委報告 62 28

29

30 図 1 原子炉水位計測範囲図

31

32 放出放射能量の試算値 ( 東電解析結果 ) (Bq) 1 号炉 2 号炉 3 号炉 合計 Xe E E E E+19 Cs E E E E+16 Cs E E E E+16 Sr E E E E+14 I E E E E+17 Pu E E E E 原安委報告 63 津波に対する緊急安全対策 (3 月 30 日原子力安全 保安院指示 ) 1. 外部電源 非常用電源が喪失した場合の電源確保 2. 津波による海水系施設浸水時の機能維持 3. 緊急時の使用済み燃料プールへの注水手段の確保 4. 配管等が建屋の壁を貫通している箇所の密閉性の確認 5. 電源車を用いた電源復旧訓練及び使用済み燃料プールへの消防車による注水を行なうためのルートの確保等を想定した訓練の実施 6. 緊急時対応のための非常用 D/G 非常用炉心冷却系の点検 シビアアクシデントへの対応に関する措置 (6 月 7 日経産大臣指示 ) 1. 中央制御室の作業環境の確保 2. 緊急時における発電所構内通信手段の確保 3. 高線量対応防護服等の資機材の確保及び放射線管理のための体制の整備 4. 水素爆発防止対策 5. がれき撤去用の重機の配備 64 32

33 事故がもたらした課題 大型化 集中立地は適切か ( 災害時管理の容易性 リスク分散の観点で ) 経済性 効率化の優先性の見直し 無駄が危機を救うこともある 国の安全管理方針の見直し 既存炉へのフィードバック 許認可基準 安全審査指針 ( 津波の審査基準?) 災害対策 災害発生時の対応体制 事故を生じた原子炉施設の安定化 廃止措置 冷温停止状態の確保 冷却水の浄化処理 汚染の閉じ込め 敷地内除染 設置許可 保安規定の適用開始? 放出管理( 放出量の測定 報告 ) 事故時の放射線管理の困難さ 作業員の線量限度 被ばく管理 ( 外部 内部 ) 線源 設備 作業 環境に対する監視 測定 評価 評価 人 器材 資金 ( 権限と責任 ) 住民の帰宅 地域の復旧 : 線量基準 除染 手順と工程 汚染廃棄物の処理処分 : 土壌 樹木 がれき等 補償 : 対象条件の決定 電力 国の負担 事故収束の道筋 63 項目の着実な推進 課題対策 65 高汚染水の放射能濃度 試料名採取日測定日 Cs-134( Bq/ml) Cs-137( Bq/ml) 1F-1 T/B 地下溜まり水 1F-2 T/B 大物搬入口側 1F-3 T/B 地下溜まり水 3/24 4/13 1.2E E+05 3/27 4/13 2.6E E+06 3/24 4/12 2.0E E

34 福島第一水処理装置の組合わせと試験結果 ( 報道による ) 油除去装置 Cs 除去装置 放射能除去装置 淡水化装置 東芝 キュリオン ( 米 ) アレバ ( 仏 ) 日立 オイルセパレーター ゼオライト 凝集剤沈殿方式? 逆浸透膜式 DF:1/3000 DF:1/ Bq/ml Bq/ml 廃棄物発生予想量 :2000m3 濃度 : 数十万 Bq/g ~5E+14Bq???

35 69 福島第一の従事者被ばく線量 3 月分 (H 発表 ) 3 月 11 日 ~3 月 31 日に従事した人 3,726 人 ( 東電社員は1,427 人 ) 外部被ばく線量 : 平均被ばく線量 9.5mSv :100mSv 超え 24 人 ( 東電社員は18 人 ) : 最大 mSv( 協力企業 ) : 集団被ばく線量 35,397 人 msv 上記の内 内部被ばく測定者 2,367 人 ( 東電社員は1,409 人 ) ( 上記との差 1,359 人は未了 ) 内部被ばく線量 : 平均被ばく線量 16mSv(*) :100mSv 超え 29 人 ( 東電社員は25 人 ) : 最大 590mSv( 東電社員 運転員 ) : 集団被ばく線量 37,665 人 msv(*) * 公表された線量バンド幅の中間線量を用いて算出した推定値 外部と内部被ばくの合算値 ( 内部被ばく測定者について ) 外部 内部被ばくの合算評価者 2,367 人 ( 東電社員は1,409 人 ) : 平均被ばく線量 25mSv(*) :100mSv 超え 102 人 ( 東電社員は90 人 ) : 最大 678mSv( 東電社員 運転員 ) : 集団被ばく線量 59,273 人 msv(*) I-131 の線量換算定数は 1~2E-05mSv/Bq である 数十 MBq 摂取時の甲状腺部線量率は ~100μSv/h と見なされる 70 35

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38 75 茨城県による茨城市等でのモニタリング 76 38

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