東北地方太平洋沖地震による設備被害と対応状況について

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1 日本原子力学会 春の年会 資料 福島第一原子力事故対応の概要 ~ 論点と教訓 ~ 平成 24 年 3 月 19 日 東京電力 ( 株 ) 原子力品質 安全部長福田俊彦

2 はじめに 福島第一原子力発電所の事故では 多くの皆さまに ご心配とご迷惑をお 掛けし 心よりお詫び申し上げます 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 1

3 目 次 1. 福島原子力発電所の概要 2. 東北太平洋沖地震及び津波の概況 3. 地震の発電所への影響 4. 津波による設備への直接被害の状況 5. 津波到達以降の対応状況 6. 事故の分析と課題の抽出 7. 事故の教訓と今後の対応 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 2

4 1. 福島原子力発電所の概要 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 3

5 1.1 福島第一原子力発電所の概要 1. 発電所の概要 正門 6 号機 5 号機 1 号機 サービスホール 面積 :350 万m2 2 号機 3 号機 4 号機 所在地号機運転開始型式出力 ( 万 kw) 主契約者地震発生時の状況 大熊町 双葉町 1 号機 S46.3 BWR GE 定格電気出力運転中 2 号機 S49.7 BWR GE/ 東芝 3 号機 S51.3 BWR 東芝 4 号機 S53.10 BWR 日立 5 号機 S53.4 BWR 東芝 6 号機 S54.10 BWR GE/ 東芝 定期検査中 定格熱出力運転中 全燃料取出 プールゲート閉 ( シュラウド交換作業中 ) 原子炉圧力容器上蓋閉 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 4

6 1.2 福島第二原子力発電所の概要 1. 発電所の概要 4 号機 3 号機 2 号機 147 万m2 1 号機 所在地号機運転開始型式出力 ( 万 kw) 主契約者地震発生時の状況 楢葉町 富岡町 1 号機 S57.4 東芝 2 号機 S59.2 日立 3 号機 S60.6 BWR 東芝 4 号機 S62.8 日立 定格熱出力運転中 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 5

7 ( 参考 ) 原子炉格納容器の型式比較 1. 発電所の概要 福島第一 1 号機 ( 出力 46 万 kw) [ 昭和 46 年 ] 福島第一 2~5 号機 ( 出力 78.4 万 kw) [ 昭和 49 年 ~53 年 ] 福島第一 6 号機福島第二 1 号機 ( 出力 110 万 kw) [ 昭和 54 年 ~60 年 ] 福島第二 2~4 号機 ( 出力 110 万 kw) [ 昭和 59 年 ~ 平成 6 年 ] BWR-3 マーク Ⅰ ( フラスコ型 ) BWR-4 マーク Ⅰ ( フラスコ型 ) BWR-5 マーク Ⅱ ( 円すい型 ) BWR-5 マーク Ⅱ 改良 ( つりがね型 ) 出典 :NRC ホームページ 福島第二 1 号機 福島第二 3 号機 無断複製 転載禁止東京電力株式会社無断複製 転載禁止東京電力株式会社 6

8 ( 参考 ) 原子炉格納容器 原子炉圧力容器の断面 1. 発電所の概要 原子炉圧力容器 炉心 原子炉格納容器 原子炉圧力容器 ペデスタル ベント管 サブレッション チェンバー 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 7

9 ( 参考 ) 原子炉建屋の鳥瞰図 1. 発電所の概要 主要寸法等 ー 福島第一 1 号機の例 ー 原子炉建屋 高さ : 約 59m 断面 : 約 42X42m 格納容器 ( ドライウエル ) 高さ : 約 32m 円筒部径: 約 10m 下部球径: 約 18m 格納容器 ( ウエットウエル ) 円環中心径: 約 30m 円環断面径: 約 8m 出展 :NEI の HP 圧力容器 高 さ : 約 20m 内 径 : 約 4.8m 厚 さ : 約 16cm 重 量 : 約 440t 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 8

10 1.3 福島第一 第二原子力発電所事故の概要 1. 発電所の概要 各プラントの冷温停止に向けた進展 ( 概要 ) 3/11 14:46 頃東北地方太平洋沖地震発生 原子炉スクラム原子炉スクラム ( 地震加速度大による原子炉自動停止 ( ) ) 福島第一 1 外部電源喪失 D/G 1 起動 福島第二 スクラム対応 スクラム対応 4号機 3/1115:20 15:20 頃 ~ 東北地方太平洋沖地震に伴う津波が福島第一 第二原子力発電所に襲来福島第一福島第二 1~3 号機 5,6 号機 電源 外部電源 外部電源 D/G D/G 使用不能全滅 電源 電源 D/G6B 起動 海水系 使用不能 全滅 海水系 海水系 使用不能 全滅 電源 外部電源あり 外部電源あり 2 海水系 3 号機を除き使用不能 3 号機を除き全滅 2 炉心損傷 高圧系 (( 蒸気駆動 ) による注水 ) 低圧系による淡水 海水注水低圧系による海水 淡水注水 6 号機 5 5 号機へ電源融通 低圧系による注水低圧系による注水 高圧系 ( 蒸気駆動 ) による注水低圧系による注水低圧系による注水 熱除去のルート確保できず事故の収束に向けた道筋安定化に向け対応中ステップ1,2 仮設電源 仮設海水ポンプによる熱除去のルート確保 仮設電源 電動機の交換等による熱除去のルート確保 冷温停止状態 (12/16) 冷温停止冷温停止 (3/20) 冷温停止冷温停止 (3/15) 福島第一 1~4 号機 1 D/G: 非常用ディーゼル発電機 福島第一 5,6 号機 福島第二 1~4 号機 2 残留熱除去系の海水系 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 9

11 1.4 福島第一 第二発電所の現況 福島第一 1. 発電所の概要 福島第二 1 号機 2 号機 3 号機 4 号機 5,6 号機 1~4 号機 地震発生時 の運転状況 運転中定期検査中運転中現況 止める - - 冷やす 原子炉 1 ( 冷温停止状態 ) - 燃料なし ( 冷温停止 ) プール 2 2 閉じ込める 3 タービン建屋 滞留水 高レベル汚染水有り (3 号機から回込み ) 低レベル滞留水あり ( 津波による ) 窒素注入 (PCV,RPV) - 1: 循環注水冷却による処理水注入 2: 仮設熱交換器による冷却 3:PCVガス管理システムの設置(1 号機は建屋カバーもあり ) 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 10

12 1.5 事故調査と検証について 1. 発電所の概要 事故を発生させた当事者として 事故原因を明らかにし そこから得られた教訓を今後の事業運営に反映させるために 社内に事故調査委員会を立ち上げ 徹底した事故の調査と検証を行っています 体制 福島原子力事故調査委員会 委員長代表取締役副社長山崎雅男 委員代表取締役副社長武井優 常務取締役 山口 博 常務取締役 内藤 義博 企画部長技術部長総務部長原子力品質監査部長 報告 意見および助言 原子力安全 品質保証会議事故調査検証委員会 委員長矢川元基東京大学名誉教授 ( 原子力 ) 委員犬伏由利子消費科学連合会副会長 ( 消費科学 ) 河野武司慶応義塾大学法学部教授 ( 政治 ) 首藤伸夫東北大学名誉教授 ( 津波 ) 高倉吉久東北放射線科学センター理事 ( 原子力 ) 中込秀樹弁護士 ( 法律 ) 向殿政男明治大学理工学部教授 ( 安全 ) 平成 23 年 12 月 2 日中間報告書公表 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 11

13 2. 東北地方太平洋沖地震及び津波及び津波の概況 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 12

14 2.1 地震及び津波の規模 2. 地震及び津波の概況 発震日時 : 2011 年 3 月 11 日 ( 金 ) 午後 2 時 46 分頃 発生場所 : 三陸沖 ( 北緯 38 度 東経 度 ) 震源深さ24km マグニチュード9.0 各地の震度 : 震度 7 宮城県栗原市 震度 6 強 福島県楢葉町 富岡町 大熊町 双葉町 震度 6 弱 宮城県石巻市 女川町 茨城県東海村 原子力発電所 震源 すべり量 [m] 今回の地震の震度分布 今回の地震の震源域 ( 東京大学地震研究所作成 ) 今回の津波の波源 ( 東京電力作成 ) 宮城県沖 三陸沖南部海溝寄り 福島県沖 茨城県沖 等の複数領域が連動して発生した巨大地震 ( マグニチュード 9.0 は世界の観測史上 4 番目の規模 ) 国の地震調査研究推進本部も 過去事例のある個別領域の地震 津波は評価していたが 連動は考慮せず 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 13

15 2.2 発電所を襲った地震の大きさ 2. 地震及び津波の概況 地震観測記録と基準地震動 Ss に対する応答値との比較 単位 : ガル 観測点 ( 原子炉建屋最地下階 ) 福島第一 福島第二 観測記録最大加速度値 1: 記録開始から約 130~150 秒程度で記録が終了 基準地震動 Ss に対する最大応答加速度値 南北方向東西方向上下方向南北方向東西方向上下方向 1 号機 号機 号機 号機 号機 号機 号機 号機 号機 号機 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 14

16 2.2 発電所を襲った地震の大きさ 加速度(Gal )加速度(Gal )2. 地震及び津波の概況 福島第一では 想定した地震動を一部上回っているものの 概ね同程度 福島第一 福島第二 加速度(Gal )加速度 (Gal) 時間 (s) 号機 ( 東西方向 ) 3 号機 ( 南北方向 ) Observation records Design-basis seismic ground motion Ss-1H Design-basis seismic ground motion Ss-2H Design-basis seismic ground motion Ss-3H 550 (h=0.05) 加 速度400 (0 Gal )加速度 (Gal) 時間 (s) Observation records Design-basis seismic ground motion Ss-1H Design-basis seismic ground motion Ss-2H Design-basis seismic ground motion Ss-3H (h=0.05) 加 2000 加 2000 速 速 度 度 (Gal) 1000 (Gal) 周期周期 (s) ( 秒 ) 周期 (s) 周期 ( 秒 ) 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 15

17 2.3 発電所を襲った津波の大きさ ( 福島第一 ) 2. 地震及び津波の概況 福島第一原子力発電所浸水箇所 (C)GeoEye 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 16

18 2.3 発電所を襲った津波の大きさ ( 福島第一 ) 2. 地震及び津波の概況 福島第一原子力発電所の屋外浸水状況 (4 号機南側集中環境施設プロセス主建屋付近 : 敷地高 O.P.+10m 重油タンク高さ約 5.5m) 重油タンク 浸水直後 :0 秒 6 秒後 46 秒後 56 秒後 74 秒後 98 秒後 経過時間はカメラの内部時計による ( 撮影時刻は 誤差があるため表記していない ) 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 17

19 2.3 発電所を襲った津波の大きさ ( 福島第一 ) 2. 地震及び津波の概況 福島第一原子力発電所に襲来した津波の状況 ( 福島第一原子力発電所の 5 6 号機海沿い ( 固体廃棄物貯蔵所東側 )) 1 2 防波堤高さ約 10m 3 4 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 18

20 2.3 発電所を襲った津波の大きさ ( 福島第一 ) 福島第一原子力発電所津波の再現計算結果 2. 地震及び津波の概況 水位変動 (m) 最大 +13.1m( 地震発生約 51 分後 ) 時間 ( 分 ) 福島第一原子力発電所における津波の再現計算結果 ( 検潮所設置位置付近における水位変動 ) 浸水深 (m) 土木学会手法による評価値 ( 最新評価値 );O.P.+5.4~6.1m 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 19

21 2.3 発電所を襲った津波の大きさ ( 福島第一 ) 2. 地震及び津波の概況 主要建屋敷地エリア (1~4 号機側 ) 主要建屋敷地エリア (5 号 6 号機側 ) 敷地高 a O.P.+10m O.P.+13m 浸水高 b O.P. 約 +11.5~ 約 +15.5m 1 O.P. 約 +13~ 約 +14.5m 浸水深 b-a 約 1.5~ 約 5.5m 約 1.5m 以下 浸水域 備考 海側エリア及び主要建屋敷地エリアほぼ全域 今回の津波高さ ( 津波再現計算による推定 ); 約 13m 2 土木学会手法による評価値 ( 最新評価値 );O.P.+5.4~6.1m 1 : 当該エリア南西部では局所的に O.P. 約 +16 約 +17m( 浸水深約 6~7m) 2 : 検潮所設置位置付近注 : 地震による地盤変動量は反映していない 用語の定義 遡上高浸水深浸水高浸水域基準面 ( 小名浜港工事基準面 ) ( 気象庁 HPに加筆 ) 津波高 : 平常潮位と 津波による海面上昇高さの差 浸水高 : 建物などの津波痕跡と 基準面からの高さの差 浸水深 : 建物などの津波痕跡と 地表面からの高さの差 浸水域 : 津波によって浸水した範囲 遡上高 : 津波かけ上がり痕跡と 基準面からの高さの差 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 20

22 2.3 発電所を襲った津波の大きさ ( 福島第二 ) 2. 地震及び津波の概況 東波除堤 #1~#4 取水口 #4Hx/B #3Hx/B #2Hx/B #1Hx/B #1,2 放水口 #4Tb/B #3Tb/B #2Tb/B #1Tb/B #3,4 放水口 #4R/B #3R/B #2R/B #1R/B Rw/B Hx/B: 海水熱交換器建屋 R/B : 原子炉建屋 T/B : タービン建屋 RW/B: 廃棄物処理建屋 開閉所 事務本館 GeoEye 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 21

23 2.3 発電所を襲った津波の大きさ ( 福島第二 ) 福島第二原子力発電所津波の再現計算結果 2. 地震及び津波の概況 水位変動 (m) 最大 +9.1m( 地震発生約 48 分後 ) 時間 ( 分 ) 福島第二原子力発電所における津波の再現計算結果 ( 検潮所設置位置付近における水位変動 ) #4T/B #3T/B #2T/B #1T/B #4R/B #3R/B #2R/B #1R/B # 集中 RW/B (m) 土木学会手法による評価値 ( 最新評価値 );O.P.+5.1~5.2m 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 22

24 2.3 発電所を襲った津波の大きさ ( 福島第二 ) 2. 地震及び津波の概況 福島第二を襲った津波の状況 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 23

25 2.3 発電所を襲った津波の大きさ 最大津波高さ2. 地震及び津波の概況 福島第一 第二原子力発電所を襲った津波の違い 福島第一福1 島+ 第2 二ピークが重なる + 3 津波高さ : 大 1 [m ]推定された波源モデル 増幅率は同程度 50 水深 [m] 水深 150m 付近の大きさが異なる津波が同じ割合で増幅し 各発電所に来襲 福島第一 福島第二 すべり量 [m] ピークが重ならない 津波高さ : 小 時間 T 各ブロックからの水位変動量 暖色系ブロックほど大きな津波を発生 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 24

26 2.4 津波評価について 論点 1 2. 地震及び津波の概況 本地震は 地震調査研究推進本部の見解に基づく地震 でも 佐竹氏により提案された貞観地震 でもない より広範囲を震源域とする巨大な地震 土木学会波源モデル ( 黒 の部分) 貞観津波波源モデル ( 緑 の部分) 海溝沿い波源モデル無し ( 赤 の部分) 土木学会の波源 貞観津波の波源 ( 貞観波源は 佐竹ほか 2008 に基づき作成 ) 今回の津波の波源 ( 東京電力作成 ) 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 25

27 3. 地震の発電所への影響 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 26

28 3.1 福島第一 1~3 号機の地震発生 ~ 津波襲来までの対応 3. 地震の影響 地震により外部電源が喪失しましたが 地震後の < 止める >,< 冷やす >,< 閉じ込める > の操作や プラント応答は津波襲来までは異常は見られていません 地震発生 ~ 津波襲来までの対応 (< 止める >,< 冷やす >,< 閉じ込める >) イベント 期待されるプラント応答と対応 1 号機 2 号機 3 号機 1/2 号機中央制御室 3/4 号機中央制御室 事務本館 地震発生 < 止める > スクラム 全制御棒挿入 原子炉未臨界確認 地震の揺れが収まるのを待って 運転員は通常のスクラム操作を開始 各制御盤前に運転員を配置し主任の指示に従い 状態監視と操作を実施 中央制御室の中が埃で煙幕を張ったように真っ白になる中地震の揺れの収まるのを待って 運転員は通常のスクラム操作を開始 避難及び安否確認 非常災害対策要員は免震棟で対応開始 外部電源喪失 < 冷やす > < 閉じ込める > 非常用テ ィーセ ル発電機 (D/G) 起動 主蒸気隔離弁 (MSIV) 全閉 非常用復水器 (IC) 起動 原子炉隔離時冷却系 (RCIC) 起動 高圧注水系 (HPCI) 起動 ( 水位が L2 まで低下した場合 ) 大きな水位低下が無かったため起動なし <1 号機 > IC が自動起動したことを確認 原子炉水位が通常水位であることから HPCI ではなく IC での原子炉圧力制御を実施 IC は 1 系列で十分と判断し A 系にて原子炉圧力を制御 <2 号機 > RCIC を手動起動 ( その後再度 手動起動実施 ) <3 号機 > D/G が起動し 非常用母線が充電されたことを確認 RCIC を手動起動し原子炉水位高でトリップしたことを確認 地震後 運転員の安否確認を行い 地震発生と津波について ヘ ーシ ンク で周知を行う 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 27

29 3.1 地震発生直後のプラント状況 ( 福島第一 1 号機 ) 3. 地震の影響 大規模地震 外部電源喪失時の主な対応状況 手順書の記載 事故時対応状況 時間操作内容備考 原子炉自動スクラム確認 14:46 14:47 原子炉自動スクラム全制御棒全挿入 タービントリップ 14:46 主タービン自動停止 MSIV 状態確認 14:47 MSIV 全閉 所内電源喪失確認 D/G 1A 1B 起動確認 14:47 D/G1A/1B 自動起動 当直員引継日誌より 原子炉未臨界確認 15:02 原子炉未臨界 原子炉水位確保 * 原子炉圧力調整 15:16 炉圧 6.8MPa 炉水位 +910mm Rx 水位 圧力はICにて制御中 * : 原子炉水位確保 の手順では 必要な場合 HPCIを手動起動 することとなっているが 今回の事故では手動起動が必要な状況に至らず 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 28

30 3.1 地震発生直後のプラント状況 ( 福島第一 1 号機 ) 3. 地震の影響 アラームタイパー ( 原子炉スクラム ) 地震による自動スクラム 全制御棒全挿入 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 29

31 3.1 地震発生直後のプラント状況 ( 福島第一 1 号機 ) 3. 地震の影響 チャート ( 原子炉水位 ) 2 1 地震によるスクラム (14:46) ( チャート早送 :60 倍速 1 時間が 1 分 ) 2 外部電源喪失 主蒸気隔離弁閉 ( 電源喪失でチャート早送リセッ ) 3 IC 自動起動 4 IC 動作による水位変動 ( 推定 ) 原子炉水位 原子炉水位 ( 燃料域 ) (cm) スクラム直後はボイドの消滅で水位低下するが ECCS 自動起動レベルに至ることなく 通常水位レベルで推移 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 30

32 3.1 地震発生直後のプラント状況 ( 福島第一 1 号機 ) 3. 地震の影響 チャート ( 格納容器圧力 ) 地震によるスクラム (14:46) 2 格納容器圧力上昇に伴う差圧上昇 3 格納容器空調停止に伴う圧力上昇 4 圧力抑制室冷却に伴う圧力抑制室側圧力低下 15 時 30 分過ぎに津波が到来したと想定される 津波の影響により正確な指示をしていないことも想定される 格納容器空調停止に伴う圧力上昇 圧力抑制室の冷却に伴う差圧の更なる上昇あり ( 格納容器内の配管破断等の兆候は認められず ) 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 31

33 3.1 地震発生直後のプラント状況 ( 福島第一 1 号機 ) 3. 地震の影響 過渡現象記録装置 ( 非常用ディーゼル発電機 ) 非常用ディーゼル発電機 (DG) 起動 非常用ディーゼル発電機 (DG) 電圧確立 外部電源喪失により DG が起動し 必要な電力を確保 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 32

34 3.2 地震による設備への影響評価 ( 福島第一 ) 3. 地震の影響 地震の観測記録を用いた解析評価 ( 原子炉建屋 ) 基礎マット上の観測記録を用いて 解析評価を実施 耐震壁の復元力特性カーブ上に 解析上求められたせん断応力とせん断ひずみをプロット 評価基準値は せん断ひずみ ( ) であり 応答解析の結果はそれに比べて十分小さい (2 号機の 5 階壁のせん断ひずみがやや大きいが この程度の値であればわずかなひび割れが発生する程度で 配筋の弾性範囲内 ) せん断応力 (N/mm 2 ) F B1F 2 2F 3F 1F B1F 1 3F 4F F せん断ひずみ ( 10-3 ) 2F 8 評価基準値評価基準値評価基準値 せん断応力 (N/mm 2 ) F 1F CRF 3F 2F B1F 4F せん断ひずみ ( 10-3 ) 5F CRF B1F せん断応力 (N/mm 2 ) B1F 5F 1F 3F 4F 2F B1F CRF せん断ひずみ ( 10-3 ) 1 号機 ( 東西方向 ) 2 号機 ( 東西方向 ) 3 号機 ( 東西方向 ) 1F 2F 4F 3F 1F 3F 5F 2F CRF 4F 解析結果から 今回の地震による応力は原子炉建屋の健全性に影響するものではない 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 33

35 3.2 地震による設備への影響評価 ( 福島第一 ) 1~3 号機の耐震性評価の結果 3. 地震の影響 ( 観測地震記録を用い 安全上重要な設備のうち下記について地震荷重を評価 ) 単位 :MPa 設備 1 号機 2 号機 3 号機 計算値評価基準値計算値評価基準値計算値評価基準値 炉心支持構造物 原子炉圧力容器 主蒸気系配管 原子炉格納容器 停止時冷却系 残留熱除去系 ホ ンフ 配管 ホ ンフ 配管 その他 * * その他に記載した評価対象設備 :(3 号機 ) 高圧注水系蒸気配管 解析の結果 評価基準値を超えた設備はなく 安全上重要な設備は地震前後に安全機能を保持できていたと推定 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 34

36 3.2 地震による設備への影響評価 ( 福島第一 ) 福島第一 5 号機目視確認結果 原子炉建屋 3. 地震の影響 ~8.30 撮影タービン建屋 4 階 3 階 2 階 1 階 主蒸気隔離弁 機器には外観上異常なし 原子炉建屋補機冷却系熱交換器 機器には外観上異常なし 燃料プール冷却浄化系ポンプ 両号機腐食 ( 発錆 ) が若干認められるものの 機器には外観上異常なし (A) 運転中 (B) 待機中 ほう酸水注入系ポンプ 機器には外観上異常なし 1 階 2 階 3 階 4 階 2 階 高圧タービン フロントスタンダード基礎ボルト近傍に亀裂あり 地下階 1 階 湿分分離器保温外れ サポートずれ有り 炉心スプレイ系ポンプ 機器には外観上異常なし 床面に滞留水あり 同エリア壁面貫通部に漏洩痕 残留熱除去系ポンプ 機器には外観上異常なし 床面に滞留水あり 制御棒駆動水ポンプ 機器には外観上異常なし 湿分分離器廻り配管 No3 湿分分離器ドレン配管から分岐する小口径配管が破損 格納容器内 地下階 主蒸気隔離弁 機器には外観上異常なし 逃し安全弁 機器には外観上異常なし ペデスタル内 機器には外観上異常なし 原子炉圧力容器支持スカート部 基礎ボルト部に錆があるものの 機器には外観上異常なし 非常用ディーゼル発電機 5A,5B 機器には外観上異常なし 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 35

37 階非常用復水器4原子炉圧力容器PLR-A PLR-B 器PLR-A 3.2 地震による設備への影響評価 ( 福島第一 ) 福島第一 1 号機非常用復水器 (IC) 目視確認結果 3. 地震の影響 IC(A) IC(B) IC 入口蒸気配管 MO A 開度計 IC(A) 水位計 IC(B) 水位計 IC 入口蒸気配管 MO B 開度計 IC 凝縮水戻り配管 IC 凝縮水戻り配管 水位計 非常用復水器は A 系及び B 系の 2 系統ある MO A 開度計 MO B 開度計 消火系 補給水系より MO MO 階MO MO IC(A) 凝縮水戻り配管 IC(B) 凝縮水戻り配管 IC(B) 凝縮水戻り配管 2階IC(A) 凝縮水戻り配管 IC(A) 凝縮水戻り配管 MO B MO PLR-B 注 ) 弁の開閉表示はスタンハ イ状態のもの 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 36

38 3.2 地震による設備への影響評価 ( 福島第一 ) 3. 地震の影響 福島第一 2 号機の格納容器内撮影結果においても 格納容器内の小口径配管に損傷は確認されていません X-53 工業用内視鏡 天 天 CRD レール 地 配管 サポート 小口径配管もしくは電線管と思われる構造物 地 X-53 工業用内視鏡 OP:12490m 付着物 : 撮影方向 原子炉格納容器内壁 ( 撮影 ) 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 37

39 3.2 地震による設備への影響評価 ( 福島第一 ) 2 階 福島第一 1~3 号機タービン建屋目視確認結果 ~8.26 撮影 1 号機 2 号機 3 号機 3. 地震の影響 1 階 空調ダクト 空調ダクトが膨らんでいる状況 上部ダクト部は破損している箇所有り タービン駆動原子炉給水ポンプ 大きな機器損傷は外観上なし タービン建屋補機冷却系サージタンク 大きな機器損傷は外観上なし 6.9kV メタクラ 1A 津波の浸水痕あり 大きな機器損傷は外観上なし 480V パワーセンター 2A 大きな機器損傷は外観上なし 給水加熱器 大きな機器損傷は外観上なし 相分離母線冷却ファン 津波の浸水痕あり 大きな機器損傷は外観上なし タービン建屋補機冷却系ポンプ 大きな機器損傷は外観上なし 計装用空気圧縮機 大きな機器損傷は外観上なし 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 38

40 3.2 地震による設備への影響評価 ( 福島第一 ) 福島第一 1~4 号機側屋外設備目視確認結果 ~8.26 撮影 3. 地震の影響 4 3 号機海側ポンプ類 1 1 号機海側ポンプ類 2 2 号機海側ポンプ類 3 号機残留熱除去系海水ポンプ (D) モーターカバー無し 5 4 号機海側ポンプ類 6 1 号機バッチオイルタンク 13 4 号機逆洗弁ピット前 MCC 14 2 号機取水設備電源室 防油提含め外観上異常なし T/B 内 18T/B 内 13 MCC が倒れている状況 2 号機取水設備電源室倒壊 7 重油タンク防油堤 16 共用ボイラー用トランス 17 D/G3A デイタンク上部 防油堤には割れが確認された 8 2 号機復水貯蔵タンク下部 軽油タンク基礎部地面沈降は若干見られるが 漏洩は確認されず D/G3A,3B 燃料デイタンクは建屋内にあるが 外観上異常は確認されず 外観上大きな損傷は無し 9 No.1 軽油タンク基礎部 10 No.2 軽油タンク基礎部 12 No.5 軽油タンク坊油提 18 D/G3B デイタンク下部 タンク下部地面が陥没漏水はなし 3 号機タービン建屋内 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 39

41 3.3 地震による影響のまとめ 論点 2 3. 地震の影響 福島第一原子力発電所は 地震により外部電源を喪失したものの 非常用 D/G により電源確保され 以下の点からプラントとしては地震後の対応を適切に実施できる状態にあったと評価 1 地震後の < 止める >< 冷やす >< 閉じ込める > の操作 プラント応答やプラントパラメータに異常は見られない 2 観測地震動による解析評価結果から 安全上重要な設備は安全機能を保持できていたと評価 3 プラント内の巡視 現在使用中の 5 号機 6 号機の機器状況から 安全上重要な設備に地震による損傷は確認されず ( 耐震重要度の低い機器においても地震によって機能に影響する損傷はほとんど認められず ) 福島第二原子力発電所は 以下の点から地震による安全上重要な機器の機能影響はなかったと評価 1 炉心損傷することなく安全に冷温停止に成功していること 2 その後の設備確認においても安全上重要な機器の機能に津波による被害以外は確認されていないこと 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 40

42 4. 津波による設備への直接被害の状況 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 41

43 4.1 津波被害のイメージ ( 福島第一 ) 4. 津波の直接被害 建屋周囲の現地確認による 主な浸水経路の確認結果 1 建屋への出入口 2 機器ハッチ 3 非常用 D/G 給気ルーバー 4 トレンチ ダクト ( ケーブル等貫通部 ) 等 これらを通じて D/G 電気品室等へ浸水 浸水高 1~4 号機 :O.P.+11.5~15.5m 5,6 号機 :O.P.+13~14.5m 敷地高さ O.P.+10m (1~4 号機 ) O.P.+13m (5,6 号機 ) 非常用 D/G 給気ルーバー タービン建屋 吸気ルーバーからの進入 建屋出入口 機器ハッチ 地下階 O.P.0m 防波堤 敷地高さ O.P.+4m 海水ポンプ 非常用 D/G 電源盤 補給水ポンプ 2,4,6 号機 D/G の内各 1 台は別建屋に配置 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 42

44 ( 参考 ) 福島第一発電所の浸水経路 4. 津波の直接被害 主要建屋内への浸水経路になったと考えられる開口の位置 O.P.+4m O.P.+4m 6 号機 5 号機 タービン建屋 原子炉建屋 1 号機 2 号機 3 号機 4 号機 O.P.+10m 6 号機 DG 建屋 O.P.+13m 運用補助共用建屋 : 主要建屋内への浸水経路になったと考えられる地上の開口 : 主要建屋内への浸水経路になったと考えられる地下のトレンチ ダクトへ接続する開口 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 43

45 4.1 福島第一原子力発電所の被害状況 4. 津波の直接被害 福島第一原子力発電所海側エリア 屋外海水設備被害状況 6 号機屋外海水設備 5 号機屋外海水設備 1 号機屋外海水設備 2 号機屋外海水設備 3 号機屋外海水設備 4 号機屋外海水設備 取水設備取水設備洗浄ポン D/G 海水ポンプ RHRSポンプ 循環水ポンプ SW ポンプ 定期検査中のため 一部機器を取外し中 設備配置例 : 非常用海水系ポンプ設置箇所 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 44

46 4.1 福島第一原子力発電所の被害状況 4. 津波の直接被害 福島第一 5 6 号機スクリーン設備点検用クレーン転倒による海水ポンプの損傷状況 5 号機 RHRS ポンプ (C) 吸気口カバー変形 SW ポンプ RHRS ポンプ軸受潤滑油冷却装置 吸気口カバーの流出 D/G5A 海水ポンプ 全壊 ファンカバー脱落 端子箱損傷 端子箱脱落 口出し線断線 クーラ下部割れ 変形 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 45

47 4.1 福島第一原子力発電所の被害状況 4. 津波の直接被害 福島第一 6 号機非常用海水冷却設備の状況 RHRS ポンプ D/G 6A 海水ポンプ 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 46

48 2L夜1の森線森線4.1 福島第一原子力発電所の被害状況 ( 電源関係 ) 非常用ディーゼル発電機の被害状況 大熊線3L大熊線2L熊線4L4. 津波の直接被害 1 号機から 5 号機で すべての非常用 D/G が停止し 全交流電源喪失となった 6 号機は空冷式の D/G(6B) が運転を継続し電源が維持された 大熊線1LD/G D/G D/G D/G D/G D/G D/G D/G 4A 3B 3A 2B 2A 1B 1A 4B ( 空冷式 ) ( 空冷式 ) : 地震の影響により停止 L送電用送電用夜: 津波の影響により電源盤被水又は水没 のD/G : 津波後も運転可能 D/G : 津波の影響により M/C, 関連機器水没 D/G : 津波の影響により本体水没 D/G D/G D/G D/G D/G 大5A 5B H 6A 6B ( 空冷式 ) 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 47

49 4.2 津波被害のイメージ ( 福島第二 ) 4. 津波の直接被害 福島第二原子力発電所の津波の状況 建屋周囲の現地確認による 主な浸水経路の確認結果 1 建屋への出入口 2 機器ハッチ 3 非常用 D/G 給気ルーバー 4トレンチ ダクト ( ケーブル等貫通部 ) 等 これらを通じて D/G 電気品室等へ浸水 2~4 号機原子炉建屋付属棟へのルーバやハッチからの浸水はほとんどなし 1 号機原子炉建屋付属棟へルーバやハッチから浸水 原子炉建屋 敷地高さ O.P.+4m 原子炉建屋 原子炉機器ハッチ建屋非常用 D/G 浸水高 O.P. 約 7m 付属棟吸気ルーバーからの進入給気ルーバ海水熱交換器建屋敷地高さ機器ハッチ建屋出入口 O.P.+12m 原子炉建屋付属棟 原子炉建屋吸気ルーバーからの進入付属棟 原子炉建屋付属棟 O.P.0m 電源盤 電源盤 非常用 D/G 防波堤 海水ポンプ 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 48

50 ( 参考 ) 福島第二発電所の浸水経路 4. 津波の直接被害 主要建屋内への浸水経路になったと考えられる開口の位置 ( 福島第二原子力発電所 ) : 主要建屋内への浸水経路になったと考えられる地上の開口 : 主要建屋内への浸水経路になったと考えられる地下のトレンチ ダクトへ接続する開口 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 49

51 4.2 福島第二原子力発電所の被害状況 ( 電源関係 ) 4. 津波の直接被害 非常用ディーゼル発電機の被害状況 1 号機非常用 D/G(A,B, H) 2 号機非常用 D/G (A,B,H) 3 号機非常用 D/G(A) 4 号機非常用 D/G(A,B) の9 台が機能喪失した なお 外部電源の受電が継続していたことから 残存した非常用 D/Gを使用する必要は生じなかった : 送電継続 : 地震の影響により停止 D/G D/G D/G : 津波の影響により電源盤被水又は水没 : 津波後も運転可能 : 津波の影響により M/C, 関連機器水没 : 津波の影響により本体水没 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 50

52 4.3 福島第一 第二原子力発電所の被害状況 論点 3 4. 津波の直接被害 福島第一 1~4 号機は 外部電源喪失 非常用ディーゼル発電機の機能喪失 電源盤の機能喪失に加え 直流電源も喪失し さらに海水ポンプによる熱除去機能も喪失するという厳しい状況となりました 福島第一原子力発電所 福島第二原子力発電所 1F-1 1F-2 1F-3 1F-4 1F-5 1F-6 2F-1 2F-2 2F-3 2F-4 外部電源 非常用ディーゼル発電機 (*: 空冷式 ) A B H - * - - 非常用高圧電源盤 (M/C) 1/3 常用高圧電源盤 (M/C) 非常用低圧電源盤 (P/C) 2/3 1/2 1/4 2/4 3/4 2/4 ( ) 内は工事中系統数 (1) 常用低圧電源盤 (P/C) 2/4 1/1 2/7 ( ) 内は工事中系統数 (1) 直流電源 3/4 海水ポンプ 1/2 * - - * : 使用可 ( 分数の場合は 使用可能な系統数を表示 ) :D/G 本体は被水していないが M/C 関連機器等の水没により使用不可 : 使用不可 -: 設備なし 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 51

53 4.4 津波影響のまとめ ( 福島第一 ) 4. 津波の直接被害 福島第一原子力発電所においては 津波による設備被害に伴い 以下の状況に直面しました 1 非常用海水系ポンプ 津波により海側エリアに設置された非常用海水系ポンプの電動機が冠水し 全プラントで機能を喪失 ( 海水による崩壊熱除去不能 ) 2 交流電源 1~5 号機は 電動の設備 ( 安全系 並びにその他注水 冷却設備等 ) はすべて使用できない状態 また 中央制御室での電動弁開閉も不能 なお 後に 5 号機は 6 号機より電源を融通し 一部の電動設備は機能した 3 直流電源 直流電源を喪失した 1,2,4 号機では中央制御室での計測機器がすべて機能喪失 ( プラントの状態監視不能 ) 3,5 号機も状態監視がバッテリー残量の影響を受ける状況 主蒸気逃がし安全弁や格納容器のベント弁 ( 空気作動式 ) の制御用電磁弁の操作不能 4 インフラ設備 照明の停電や通信手段の制約が生じ 対応がさらに困難に 5 ガレキ等 屋外は津波によるガレキや余震による津波のリスクなどで作業継続が極めて厳しい状態 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 52

54 5. 津波到達以降の対応状況 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 53

55 5.1 津波到達以降の対応状況 ( 福島第一 1~3 号機 ) 5. 津波以降の対応状況 交流 直流電源喪失で注水 冷却機能が失われた中で 臨機の応用動作として消防車による原子炉への代替注水 手動操作や仮設機器を用いた格納容器ベント等を実施しました 日 1 号機 2 号機 3 号機 15:30 前後津波到達 監視 11 計器 非常用復水器 (IC) 運転 消防車淡水注入 解析炉心損傷 ベント操作開始 D/W 圧力低下 15:36 水素爆発海水注入 応用動作 低圧注水 : 消火系 (FP) を用いて消防車で注入 ベント : 電源喪失により仮設バッテリー 空気圧縮機活用 監視計器 : 電源喪失で監視不能となった計器を仮設電源で復旧 高圧注水系 RCIC 運転 消防車海水注入 監視計器 ベント準備開始 ライン構成完了 ベント実施有無は不明 解析炉心損傷 高圧注水系 RCIC 運転 高圧注水系 HPCI 運転 消防車淡水注入 海水注入 海水注入 D/W 圧力低下 監視計器 ベント準備開始 解析炉心損傷 11:01 水素爆発 IC: 非常用復水器 RCIC: 原子炉隔離時冷却系 HPCI: 高圧注水系 D/W: 原子炉格納容器 ( 気相側 ) 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 54

56 5.2 福島第一 1 号機の対応状況 ( 注水 ) 5. 津波以降の対応状況 16:36 原災法 15 条事象発生 ( 原子炉水位不明のため 非常用炉心冷却装置注水不能 ) 16:45 通報 16:45 原子炉水位を確認 16:55 原災法 15 条事象の解除を通報 17:07 原子炉水位を再度確認できなくなる 17:12 原災法 15 条通報 3 月11 日計器類の確認 復旧非常用復水器 12 日作業 (IC) 操作 20:07 現場圧力計確認 18:18 開操作炉圧 6.9MPa 18:25 閉操作 21:19 水位計復旧 ( ハ ッテリー 2 個持込 ) 21:30 開操作炉水位 TAF+200mm 2:30 原子炉水位 高圧注水系 (A)+1300mm は 制御盤の (B)+530mm 表示灯が消 2:45 炉圧 0.8MPa 灯したため 起動不能と炉圧一定判断原子炉水位低下 < 劣悪な作業環境 > 暗所作業 緊対室との通信手段なし 障害物散乱 マンホール蓋欠落 余震による作業の中断 線量が高く 防護服を着た作業で 交替が必要 17:12 消火系及び消防車を使用した海水注入注水方法の検討開始を所長が指示 17:30 D/D FP 起動 CS 切 保持 ( ラインナップ作業 ) 消防車 水源 注水 20:50 D/D FP 起動ラインの確認 ルー炉圧高く待機状態ト確保 消防車の追加手配等 ) 1:48 待機中の D/D FP 停止確認 ( ポンプ不調 ) 5:46 には消防車に軽油補給 よる淡水注入開始ハ ッテリー交換作業 12:52 D/D FP 修理完了 13:21 セルモーター地絡で起動不可 所長が海水注入の準備を指示 海水取水場所の検討 消防車の配置検討 ホースの引き回し 14:54 所長が海水注入の実施を指示 14:53 8 万リットル淡水注入完了 15:30 頃注水ライン完了 ホウ酸水 (SLC) 注入 電源車手配 電源盤の状況確認 絶縁測定等 2 号機の P/C を介して電源車により電源復旧検討 電源車到着 ケーブル敷設作業 ケーブル端末処理 ケーブルつなぎこみ 高圧電源車へ接続 15:30 頃注入準備作業完了 15:36 1 号機水素爆発けが人発生 爆発の影響調査のためのサーベイ 現場確認等を実施爆発により海水注入ライン及び SLC 注入ラインに損傷 線量の高い瓦礫の片づけ ホースの収集 再敷設 19:04 海水注入開始 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 55

57 5.2 福島第一 1 号機の対応状況 (IC の操作 ) 論点 4 5. 津波以降の対応状況 津波により電源を喪失し 格納容器内側 外側各隔離弁が自動閉鎖 冷却水 : 100t DC125V -1A MO 2A 480V R/B MCC 1D MO 1A N-5B DC125V -1A MO 3A 480V R/B MCC 1D MO 4A 原子炉圧力容器480V R/B MCC 1C MO 1B DC125V -1B MO 2B 大気放出 N-5A 非常用復水器 A 480V R/B MCC 1C MO 4B DC125V -1B MO 3B 非常用復水器 B 消火系より LO LO 480V R/B MCC 1C LO MO 10A MO 202-4A MO 202-5A PLR-A MO 202-4B MO 202-5B PLR-B MO 10B 480V R/B MCC 1D 原子炉建屋 補給水系より 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 56

58 5.2 福島第一 1 号機の対応状況 (IC の操作 ) 操作などに係る時系列 (3 月 11 日 ) 論点 4 5. 津波以降の対応状況 赤字 : 手動青地 : 自動 14:46 頃 : 地震により原子炉自動停止 二系統が原子炉圧力高の信号で自動起動 15:03 頃 : 炉水温度降下率が基準値を越えたため一系統 (B 系 ) を停止 15:35 頃 : 津波 ( 第二波 ) 襲来 格納容器内側 ( 交流 ) 外側 ( 直流 ) 隔離弁が電源喪失により閉鎖 ( 電源の喪失により 配管破断 の誤信号が発信しロジック通り閉鎖 ) 16:40 頃 : 原子炉水位が一時的に確認可能 (TAF+250cm) 18:18 : A 系の外側隔離弁の 開 操作 ( 内側隔離弁が閉鎖していない可能性に期待した操作 ) 18:25 : 上記 開 操作した弁を 閉 操作 開 操作により一時的に蒸気を確認したが しばらく後に停止 20:50 頃 : 消火系による復水器への注水が可能に 一方 隔離弁の表示が不安定 ( 隔離弁表示の不安定は 電源の不安定に起因するものと推定 ) 21:30 頃 : 一旦 閉 操作した外側隔離弁を再度 開 操作 ( 以後 この状態 ) ( 復水器に給水が可能となり 一方 今後弁の操作が不能となる懸念 ) 開 操作により蒸気の発生を確認 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 57

59 5.2 厳しい環境下での現場対応 ( 中央制御室 ) 現場の証言 : 電源を失って何も出来なくなったと感じた 操作もできず 手も足も出ないのに 我々がここにいる意味があるのかと紛糾した ここに残ってくれと頭を下げ 了解を得た 5. 津波以降の対応状況 職員の通勤用乗用車のバッテリーを必要な計器につなぎ込み 照明の落ちた建屋内から建屋外への扉を撮影 真っ暗な中 ライトの明かりを頼りに計器の指示値を確認 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 58

60 5.3 福島第一 1 号機の対応状況 ( 原子炉への注水 ) 5. 津波以降の対応状況 電源が喪失し また電源がなくても作動するディーゼル駆動消火ポンプでの原子炉注水もできなかったため 中越沖地震対策で配備していた消防車による注水を応用動作として実施し また水源も防火水槽 ( 淡水 ) から海水へと臨機に対応しなくてはならない問題点が生じました 使用可能であった消防車 1 台で注水を準備 注水口のある場所にたどり着くために 重機 2 台により 路上のガレキや門扉 散乱した車などを撤去 注水口付近のガレキを撤去し注水口を捜索するが なかなか発見できず 淡水注水を開始した後 現場の放射線量が高くなってきたため 一旦中断して 全面マスク着用で注水を再開 論点 5 淡水がなくなってきたことから 発電所長は海水注水の実施を指示 海水注入は3 号機逆洗弁ピットを水源にし 到着した柏崎刈羽 自衛隊からの応援の消防車 2 台を用いて直列に3 台つなぐ注水ラインで敷設作業を実施した 完了前に原子炉建屋が爆発 海水注入のためのホースが損傷し 使えない状態になった けが人を救護した後 ホースを屋外の消火栓より収集 敷設し直し 海水注入を開始 * *: 海水注入に対し 総理大臣 ( 災害対策本部長 ) の了解が得られておらず 本店は短時間の中断を発電所長に指示 発電所長は 注水の継続が重要との認識のもと 注水を継続 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 59

61 5.3 余震の状況と福島県の津波警報発表実績 5. 津波以降の対応状況 余震の状況 ( 海域で発生した主な地震の余震発生回数比較 ( マグニチュード 5.0 以上 )) [ 警報発表日時 ] 13:50 20:20 3/13 7:30 3/13 17:58 津波警報 ( 大津波 ) 津波警報 ( 大津波 ) [10m 以上 ] 津波警報 ( 津波 ) 津波注意報 解除 津波警報 ( 津波 ) 津波注意報 津波無し 解除 400 3/11 12:00 3/11 18:00 0:00 6:00 12:00 18:00 3/13 0:00 3/13 6:00 3/13 12:00 3/13 18:00 3/14 0: [ 警報発表日時 ] 3/11 14:49 3/11 3/11 15:14 15:30 3/11 16: [ 津波警報発生状況 ] ( 福島県 ) 3m 6m 10m 以上 出典 : 気象庁報道発表資料 ( 平成 23 年 5 月 13 日 ) [ 地震発生状況 ] ( 震度 4 以上 ) 観測点大熊町下野上 双葉町新山 浪江町幾世橋 楢葉町北田 富岡町本岡における震度 3/11 14:30 3/11 14:30 3/11 14:50 3/11 14:46 三陸沖震度 6 強 [ 本震 ] 3/11 14:51 福島県沖震度 4 3/11 14:54 福島県沖震度 5 弱 3/11 14:55 茨城県沖震度 4 3/11 14:58 福島県沖震度 4 3/11 15:05 福島県沖震度 4 3/11 15:12 福島県沖震度 4 3/11 15:15 茨城県沖震度 4 3/11 15:25 三陸沖震度 4 3/11 14:50 3/11 15:10 3/11 15:10 3/11 15:30 3/11 15:30 3/11 3/11 15:50 16:10 3/11 3/11 15:50 16:10 3/11 16:30 3/11 16:30 3/11 16:29 岩手県沖震度 5 弱 気象庁第 16 回気象業務の評価に関する懇談会資料 ( 平成 23 年 5 月 31 日 ) をもとに作成 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 60

62 5.3 厳しい環境下での現場対応 ( 注水作業 ) 5. 津波以降の対応状況 現場の証言 : 相当大きな余震があり 全面マスク着用のまま死に物狂いで 高台へ走って行かざるを得ないことも多かった 暗闇の中 ケーブル敷設のための貫通部を見つけたり 端末処理を行う必要もある 水たまりの中での作業で 感電の恐怖すらあった 大きく開口し通行を阻んだ数多くの地割れ 消防車と散乱した漂流物 津波で流されて道を塞ぐ重油タンク 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 61

63 5.4 福島第一 1 号機の対応状況 ( 格納容器ベント ) 通常であれば中央制御室においてベントを行うことができますが 電源の喪失により 通常の手順を超えた対応を行う際に 問題点が生じました PCVベント弁 (MO 弁 ) の手動開操作 電源を失い 中央制御室から弁を動かすことができなかったことから 現場で手動で開操作することとした 第 1 班が原子炉建屋 2 階にあるPCVベント弁 (MO 弁 ) の操作に向かい 現場到着後 手動にて弁の開操作を実施 PCV ベント弁 (MO( 弁 ) の開操作成功 MO 210 (25% 開 ) 高線量のため手動開操作断念 IA 電磁弁 AO 90 閉 IA AO MO AO ベボン手動操作開成功 電磁弁 ラプチャーディスク AO 83 AO AO 1 AO PCV ベント弁 閉 閉 0.549MPabs で破壊 S/C ベント弁 5. 津波以降の対応状況 ボンベ閉 排気筒 D/W 最高使用圧力 0.528MPabs RPV D/W 論点 6 ベント実施圧力 0.954MPabs S/Cベント弁 (AO 弁 ) 小弁の手動開操作 電源および作動空気圧を失い 中央制御室から弁を動かすことができなかったことから 現場で手動で開操作することとした 第 2 班の操作員がトーラス室 ( 原子炉建屋 B1F) に入ったが 当該弁はトーラス室に入った場所から見て180 度方向にあった 途中でサーヘ イメーターが測定できる範囲を超過したため 操作員は引き返さざるを得なかった ベント実施は手動操作を断念し 別の方策 ( 可般式コンプレッサーおよび小型発電機の接続等 ) を選択 原子炉建屋地下 1 階 S/Cベント弁 (AO 弁 ) 小弁へのアクセスルート S/C ベント弁 (AO 弁 ) 小弁 MO 弁 : 電動弁 AO 弁 : 空気作動弁 PCV: 原子炉格納容器 S/C: 圧力抑制室 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 62

64 5.4 福島第一 1 号機の対応状況 ( 格納容器ベント ) 5. 津波以降の対応状況 論点 :36 15 条事象発生 ( 非常用炉心冷却装置注水不能 ) 月 プラント挙動 ベントの検討 操作 11 日21:51 原子炉建屋の線量上昇ベントに向けた事前準備を開始発災直後からベントの必要 23:00 タービン建屋の線量上昇 AM 操作手順書 バルブチェックリストの確認性を認識し 事前準備 電源がない場合のベント操作手順の検討 23:50 頃 D/W 圧力が 600kPa であることを確認 余震が続く中 事務本館での図面収集 暗い中央制御室での検討 0:06 D/W 圧力が 600kPa を超えている可能性がありベントの準備を進めるよう発電所長指示弁の操作方法や手順など具体的な手順の確認を開始 12 日D/W 圧力が高まったためベ 1:30 頃ベントの実施を国に申し入れ 了解ントの準備を開始し ベントを 2:24 ベントの現場操作に関する作業時間の確認国に申し入れ 2:30 D/W 圧力が 840kPa に到達 ( 緊急時対応の線量限度で 17 分の作業時間 ) したことを確認 3:06 ベント実施に関するプレス会見手動での手順の確認 3:45 頃ベント時の周辺被ばく線量評価を実施作業時間の確認その後 750kPa 前後で 原子炉建屋二重扉を開けたら白い もやもや 線量測定できず周辺被ばく線量の評価 中央制御室では 弁の操作の順番等を 繰り返し確認 現場の線量確認圧力安定作業に必要な装備を可能な限り収集 4:45 頃 100mSv セットの APD が中央制御室に届く 5:44 国が半径 10km 圏内の住住民避難を考慮する必要が民に避難指示 6:33 地域の避難状況確認 ( 大熊町から移動を検討中 ) あり 避難状況を確認 8:03 ベント操作を 9:00 目標で行うよう発電所長指示 8:27 発電所南側近傍の一部の地区が避難できていないとの情報高線量 暗闇 通信機能を 9:02 発電所南側近傍の地区が避難できていることを確認喪失した中での作業 9:04 ベントの操作を行うため運転員が現場へ出発 (9:15 頃に第 1 班が MO 弁開 第 2 班が現場へ向かうが線量が高く AO 弁は開できず ) 10:17~ AO 弁の遠隔操作実施 (3 回 ) 並行して仮設コンプレッサーの接続箇所検討 (11:00 頃まで ) 10:40 正門 MP の線量上昇 12:30 頃仮設コンプレッサー確保 ユニック車を用いて移動 接続用アダプタの捜索 11:15 線量が低下 14:00 頃仮設コンプレッサーを原子炉建屋大物搬入口外に設置 起動 14:30 D/W 圧力低下 14:30 ベントによる 放射性物質の放出 と判断 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 63

65 5.4 厳しい環境下での現場対応 ( 格納容器ベント ) 5. 津波以降の対応状況 1~3 号機で 原子炉格納容器内の過大な圧力を防止するため 格納容器内の圧力を降下させる措置 ( ベント ) を実施しました 作業者の証言 : 弁が一番上の物であったので トーラス部分に足をかけ作業をしようとしたら 黒い長靴がズルッと溶けた 排気筒 原子炉建屋 A ドライウェル ( 上部格納容器 ) ベント 圧力破壊板 弁 弁 原子炉格納容器 原子炉圧力容器 弁 B 圧力抑制室ベント 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 64

66 5.4 福島第一 1 号機の対応状況 ( 格納容器ベント ) 5. 津波以降の対応状況 ふくいちライブカメラ写真による福島第一 1 号機の格納容器ベントの排気について 3 月 12 日 14:00 撮影 3 月 12 日 15:00 撮影 5,6 号機排気筒 3,4 号機排気筒 1,2 号機排気筒 タービン建屋換気系排気筒 (1~4 号機集合ダクト ) 14:00 頃 S/C ベント弁 (AO 弁 ) 大弁を動作させるため 仮設の空気圧縮機を設置 14:30 D/W 圧力が低下していることを確認 1,2 号機排気筒から山側に蒸気のようなものが見える (16:00 撮影以降の写真では確認できず ) 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 65

67 5.5 水素爆発の要因等 論点 7 5. 津波以降の対応状況 福島第一原子力発電所で発生した水素爆発に関し 以下の通り評価しました 1 号機,3 号機 : 原子炉の冷却ができなくなり燃料が損傷し これに伴い水素が発生し格納容器内に滞留 この水素が原子炉建屋へ漏えいし 爆発 ( 不活性ガス ( 窒素 ) 封入が機能したため 格納容器での爆発に至らなかったと推定 ) 4 号機 : 隣接する 3 号機のベント時に水素ガスが非常用ガス処理系 (SGTS) 配管を通じて回り込んで滞留し 爆発 2 号機 : 建屋最上階のブローアウトパネルが 1 号機の爆発の際に開放されたことにより 2 号機建屋内の換気が促進されたため 爆発に至らなかったものと推定 原子炉建屋 5 階 OP ドライウェルフランジ 4 階 3 階 OP OP 電気ペネトレーション : モジュール型 : キャニスタ型 階段 ハッチ等を通じて上層階に移行 2 階 OP ハッチ 電気ペネトレーション OP OP OP OP 階 OP 号機 SGTS 排気管合流部 排気筒 2 号機ブローアウトパネルの開放状況 3 号機 推定漏洩経路はシステム構成の違いにより 1 号機と 3 号機で若干異なる可能性あり 1 3 号機漏えい経路イメージ 4 号機非常用ガス処理系 (SGTS) 配管 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 66

68 5.5 仮設地震計による水素爆発発生位置の考察 5. 津波以降の対応状況 1,3 号機は原子炉建屋 爆発映像があり 発生時刻が特定可 一方 3 月 15 日の 6 時過ぎの衝撃音は 2 号機の圧力抑制室圧力低下と 4 号機の原子炉建屋損傷の時刻と重なっており いずれの衝撃音か不明 6 号 5 号 観測点 A 観測点 B 1 号 2 号 3 号 4 号 観測点 C 状況把握のため 敷地内に設置されている仮設地震計の記録を分析 観測点 D 福島第一原子力発電所仮設地震計設置点 観測点 E 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 67

69 5.5 仮設地震計による水素爆発発生位置の考察 5. 津波以降の対応状況 爆発に伴う P 波及び S 波の各観測点への到達時間差を評価 1,3 号機では 距離と時刻との相関有り 一方 3 月 15 日の 6 時 12 分に観測された爆発波は 距離と時刻の相関から 4 号機で発生したものと推定 (2 号機は距離と時刻に相関なし ) 注 ) グラフ中の A~E は 仮設地震計の観測地点 1 号機からの距離 (m) E 3 号機からの距離 (m) A 600 B E 400 D 400 B D P 波到達時刻 P 波到達時刻 S 波到達時刻 C S 波到達時刻 200 P 波到達時刻 200 P 波相関近似直線 P 波相関近似直線 P 波到達時刻 S 波相関近似直線 S 波到達時刻 S 波相関近似直線 S 波到達時刻 C ( 参考 ) 1 号機爆発振動到達時刻 (3 月 12 日 15 時 36 分 ) ( 秒 ) 3 号機爆発振動到達時刻 (3 月 14 日 11 時 01 分 ) ( 秒 ) 2 号機からの距離 (m) D C 爆発振動到達時刻 (3 月 15 日 06 時 12 分 ) ( 秒 ) E B A P 波到達時刻 S S 波到達時刻 号機からの距離 (m) C D E P 波到達時刻 200 S 波到達時刻 P 波到達時刻 P 波相関近似直線 S 波到達時刻 S 波相関近似直線 爆発振動到達時刻 (3 月 15 日 06 時 12 分 ) ( 秒 ) 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 68 B A A

70 5.6 アクシデントマネジメント (AM) 対策の経緯 シビアアクシデントの位置付け : 設計基準事象 (DBE) を超える事象 論点 8 防災計画 5. 津波以降の対応状況 シビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメント (AM) に関する報告書 (1992 年 3 月, 原子力安全委員会 ) AM 指針 (1992 年 5 月, 原子力安全委員会 ) : 事業者の自主的な取組みとして奨励 AM の進め方 (1992 年 7 月, 通産省 ( 当時 )) : 事業者に対し AM の整備の検討を要請 当社での対応 (AM 設備 手順書 教育等の運用の整備 ) AM 検討報告書 (1994 年 3 月 ) AM 整備報告書 (2002 年 5 月 ) AM 異常放出の防止異常の拡大防止異常の発生防止 (IAEA INSAG-12,1999) 規制側における評価 AM の整備結果に関する評価報告書 (2002 年 10 月 ) 原子炉施設の安全性を更に向上させるという観点から有効であることを確認 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 69

71 5.6 福島事故での A M 設備の活用状況 論点 8 5. 津波以降の対応状況 福島第一では 事故の拡大は防止できませんでしたが 中越沖地震の教訓から配備した消防車を用いて消火系ラインを使用する等 AM 策整備による知識を活用した臨機の応用動作で対応し 福島第二では AM 策そのものを有効に活用しました 機能概要福島第一 1~3 号機の AM 活用状況 福島第二 1 号機の AM 活用状況 1. 原子炉の停止 1 再循環ポンプトリップ (RPT) 2 代替制御棒挿入 (ARI) -:( 全制御棒全挿入 ) - 2. 注 水 1 代替注水 ( 既設の補給水系 消火系等から の注水 ) :AM 用の接続口から注水 : 消防車を利用 ( 電源喪失により補給水系は使用不能 ) 2 原子炉減圧の自動化 : 電源喪失に伴い手動で実施 - 3. 格納容器除熱 1ドライウェルクーラ等による代替除熱 2 格納容器冷却系の復旧 : 電源喪失により使用不能 3 耐圧強化ベント : 手動で実施 (2 号機はラプチャーディスク 1 の作動不明 ) - ( ライン構成は実施 ) 4. 安全機能のサポート 1 電源の融通 : 隣接プラントも電源喪失のため使用不能 (5 号機で活用 ) 2 非常用ディーゼル発電機の復旧 : 冷却系及び給電系が機能喪失 - 3 非常用ディーゼル発電機の専用化 -: ( 専用化は実施済 ) - -: 対象外 : 活用できず : 一部活用 : 活用 1: あらかじめ決められた設定圧力で作動する安全装置 破裂板 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 70

72 5.6 福島事故での A M 設備の活用状況 論点 8 5. 津波以降の対応状況 津波の影響により想定した事故対応の前提を大きく外れる事態となり これまでの安全への取り組みだけでは事故の拡大を防止することができませんでした AM 対策 今回の事態 体 制 手順書 訓 練 右記設備を 前提 想定していたシビアアクシデントへの対応 設備 原子炉/ 格納容器への注水 通常注水系( 給復水系 ) 原子炉隔離時冷却系( RCIC) 非常用炉心冷却系ほ 代替注水設備 - CRD SLCからの注水 - MUWC FP からの注水 格納容器からの除熱 格納容器スプレイ 格納容器ベント 代替除熱の利用 サポート機能( 電源供給 ) 電源の融通 ( 高圧 ) 電源の融通 ( 低圧 ) 非常用電源の追設 取り組みの前提を大きく外れる事態 CRD: 制御棒駆動系 SLC: ホウ酸水注入系 MUWC: 復水補給水系 FP: 消火系 今回の津波 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 71 ぼ全ての機器が機能喪失( :H6~14 整備の AM 設備 )

73 5.6 AM 設備活用例 設備活用例 (66 号機から 5 号機への電源融通 ) 5. 津波以降の対応状況 5 号機 6 号機 外部電源仮設電源 ( 電源車 ) 残外部電源仮設留水熱中除ポ去ン系プ((R仮H設RR)ポHRンSプ代5替C)(3/18) (3/18) 5U RHR MCC 設備タイラインDC125V充C電12器5制V御充盤電5器A制御() 盤5B(3/21) 5 号計測電源盤計測電源盤(MUWSGTSSGTS5 号機中操照明(3/15) 交流)中操監視計器() 6C-1 AM 設備タイラインD(3/13) ヒータ仮設電源 5A5Aスペース(3/13) 18 日時点では運転可能 5A(3/13) G D/G 6A P/C 6C 6 号計測電源盤 T/B MCC 6C-2 P/C 6D T/B MCC 6C 仮設ケーブル G D/G 6B M/C 6C M/C 6D 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 72

74 5.6 AM 実施例 ( 仮設の海水系ポンプの設置 ;5 号機 ) 5. 津波以降の対応状況 津波により破損 RHRS ポンプ M 津波により浸水 高圧電源盤 原子炉 原子炉建屋 残留熱除去系 海 P 仮設電源 原子炉再循環ポンプ 原子炉格納容器 残留熱除去系熱交換器 M 残留熱除去系ポンプ 6 号機非常用 D/G から仮設ケーブルで電源を共有 海 ( 注 ) 上記は残留熱の除去系統を模式的に記載したものであり ポンプや熱交換器は複数系統設置されている 水中ポンプ 海 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 73

75 5.7 使用済燃料プールの状況 論点 9 5. 津波以降の対応状況 福島第一原子力発電所福島第一原子力発電所 使用済燃料プールは 1,2,4 号機の原子炉建屋爆発はあったものの コンクリートポンプ車等による注水や燃料プール冷却浄化系を用いて注水 冷却 現在 それぞれのプールの水位 水温は10~ 30 度程度で安定して推移 なお 4 号機はすべての燃料が使用済燃料プールに保管されている中で爆発があったが ヘリによる確認 (H ) プール水の核種分析 プールの水張りと冷却ができていることから プール自体に損傷はないと考える 濃度 (Bq/cm 3 ) 4 号機使用済燃料プールの状況 福島第二原子力発電所福島第二原子力発電所 使用済燃料プールの冷却機能が一時的に失われたものの 保安規定で定める運転上の制限を満足 検出核種 Cs- 134 Cs- 137 I- 131 半減期 4/12 採取 4/28 採取 4 号プール水 5/7 採取 8/20 採取 ( 参考 ) 3/4 採取 ( 参考 )4 号機 T/B 地下階たまり水 (3/24) 約 2 年 検出限界未満 31 約 30 年 約 8 日 検出限界未満検出限界未満 号機使用済燃料プール水の分析結果 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 74

76 5.7 使用済燃料プールの状況 論点 9 5. 津波以降の対応状況 水位 ( 燃料ラック頂部 =0m) 8m 7m 6m 5m 4m 3m 2m 1m 満水 4 号機プール評価結果 3/14 建屋損傷確認 ( 水位 1m 低下とする ) 3/15 ヘリから水位を確認 ( 満水から 2~3m 水位低 ) プール水位低下後ウェル側から水流入と仮定 Pool+Well+DSpit の水が一体となった水位の推移 表層部温度 4/22 注水時のプール水位回復以降ゲートが密閉されると仮定 水位測定値水位評価値水温測定値 160 水温評価値 水温 ( ) 0m 0 3/11 3/21 3/31 4/10 4/20 4/30 5/10 5/20 5/30 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 75

77 6. 事故の分析と課題の抽出 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 76

78 6.1 福島第二 1 号機のプラント挙動 原子炉水位 [mm] 地震発生 (14:46) 第一波津波襲来 (15:23) L-8(5606mm) NWL(5111mm) L-2(3230mm) A 3 号機原子炉冷温停止 (12:15) 高圧注水系 (RCIC) による冷却 水位維持 1 号機原子炉冷温停止 (17:00) 2 号機原子炉冷温停止 (18:00) 6. 事故分析と課題抽出 4 号機原子炉冷温停止 (7:15) TAF 3/11 12:00 3/11 16:00 3/11 20:00 0:00 4:00 8:00 12:00 16:00 20:00 3/13 0:00 3/13 4:00 3/13 8:00 3/13 12:00 3/13 16:00 3/13 20:00 3/14 0:00 3/14 4:00 3/14 8:00 3/14 12:00 3/14 16:00 3/14 20:00 3/15 0:00 3/15 4:00 3/15 8:00 3/15 12:00 3/15 16:00 3/15 20:00 3/16 0:00 原子炉圧力 [MPa] D S / / W C 圧圧力力 [MPa] B 設計圧力 (8.7MPa abs) 逃がし弁機能 (7.47,7.54,7.61MPa abs) 運転圧力 (7.0MPa abs) 3/11 12:00 3/11 16:00 3/11 20:00 0:00 4:00 8:00 12:00 16:00 20:00 3/13 0:00 3/13 4:00 3/13 8:00 3/13 12:00 3/13 16:00 3/13 20:00 3/14 0:00 3/14 4:00 3/14 8:00 3/14 12:00 3/14 16:00 3/14 20:00 3/15 0:00 3/15 4:00 3/15 8:00 3/15 12:00 3/15 16:00 3/15 20:00 3/16 0:00 ベント実施圧力 (0.723MPa abs) 設計圧力 (0.38MPa abs) 主蒸気逃がし安全弁による減圧 D 原子炉冷温停止達成 S/C 圧力 (MPa abs) D/W 圧力 (MPa abs) 3/11 12:00 3/11 16:00 3/11 20:00 0:00 4:00 8:00 12:00 16:00 20:00 3/13 0:00 3/13 4:00 3/13 8:00 3/13 12:00 3/13 16:00 3/13 20:00 3/14 0:00 3/14 4:00 3/14 8:00 3/14 12:00 3/14 16:00 3/14 20:00 3/15 0:00 3/15 4:00 3/15 8:00 3/15 12:00 3/15 16:00 3/15 20:00 3/16 0:00 E 非常用海水系復旧による PCV 圧力低下 高圧注水 減圧 RCIC HPCS SRV 手動起動 (15:36) 起動なし ( 電源水没及び補機冷却系の運転ができないため起動できなかった ) 原子炉減圧開始 (15:55) 3/11 3/13 3/14 3/15 以降 起動 / 停止適宜発生 以降 開閉を繰り返し炉圧制御 急速減圧開始 (3:50) 手動停止 (4:58) 急速減圧完了 (4:56) C 低圧注水系 (MUWC) による冷却 低圧注水 MUWC RHR 格納容器ベント 注水開始 (0:00) ベントライン構成開始 (10:21) ベントライン構成完了 (18:30) 格納容器ベント準備完了 RHRS(B) RHRC(D) 手動起動手動起動 (20:17) (21:03) EECW(B) 手動起動 (1:44) 注水終了日時不明低圧注水モード注水開始 (10:15) 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 77

79 6.2 福島第一 1 号機の事象進展イメージ 6. 事故分析と課題抽出 1 通常状態 主蒸気と給水がバランス 主蒸気が持つ熱は復水器により海へ 2 スクラム 外部電源喪失直後 原子炉が隔離 蒸気の逃げ場がなく原子炉圧力上昇 大気 原子炉格納容器原子炉圧力容器 蒸気 原子炉建屋タービン G 大気 原子炉格納容器原子炉圧力容器 蒸気 原子炉建屋タービン G アイソレーションコンデンサー 燃料 給水 復水器 アイソレーションコンデンサー 燃料 給水 復水器 海サプレッションチェンバーサプレッションチェンバー 海 3 アイソレーションコンテ ンサー (IC) の作動 IC の起動により蒸気を凝縮 ( 原子炉圧力低下 ) 蒸気の熱は IC の熱交換により大気へ 凝縮によって生じた水を原子炉へ給水 ( 原子炉水位維持 ) 大気 アイソレーションコンデンサー 給水 原子炉格納容器原子炉圧力容器蒸気燃料 原子炉建屋タービン復水器 G サプレッションチェンバー 海 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 78

80 6.2 福島第一 1 号機の事象進展イメージ 6. 事故分析と課題抽出 4 アイソレーションコンテ ンサーの機能低下 原子炉圧力が上昇 主蒸気逃がし安全弁で減圧 大気 アイソレーションコンデンサー 原子炉格納容器 原子炉圧力容器 燃料 原子炉建屋 タービン 復水器 G 5 原子炉の水位が低下 蒸気が S/C へ逃げて格納容器圧力上昇 大気 原子炉減圧で炉水が減少 水位低下 アイソレーションコンデンサー 原子炉格納容器 原子炉圧力容器 燃料 原子炉建屋 タービン 復水器 G サプレッションチェンバー 海 サプレッションチェンバー 海 6 燃料が気中に露出 気中に露出した燃料被覆管の温度が上昇 炉心 ( 燃料 ) 損傷 PCV 圧力が更に上昇 大気 アイソレーションコンデンサー 原子炉格納容器 原子炉圧力容器 燃料 原子炉建屋タービン復水器 G サプレッションチェンバー 海 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 79

81 6.2 福島第一 1 号機のプラント挙動 6. 事故分析と課題抽出 原子炉水位 [mm] 原子炉圧力 [MPa] D S / / W C 圧圧力力 [MPa] /11 12: /11 12:00 L-8(4640mm) NWL(4190mm) L-L(1950mm) TAF 3/11 12:00 3/11 13:00 3/11 14:00 L-0(-1405mm) 3/11 13:00 3/11 14:00 運転中 ( オーバースケール ) 3/11 15:00 3/11 15:00 3/11 16:00 設計圧力 (8.7MPa abs) 逃がし弁機能 (7.28,7.35,7.41MPa abs) 運転圧力 (7.0MPa abs) 運転中 (6.8Mpa) ベント実施圧力 (0.954MPa abs) 3/11 13:00 地震発生 (14:46) 設計圧力 (0.53MPa abs) 3/11 14:00 3/11 15:00 第 1 波津波襲来 (15:27) E 3/11 16:00 運転中 (0.11Mpa) 3/11 16:00 <MAAP 解析 > 炉心損傷開始 TAF MAAP 到達 [ 水素発生開始解析 ] ( 地震発生後 ( 地震発生後約 3 時間 ) 約 4 時間 ) 3/11 17:00 3/11 17:00 3/11 17:00 炉心損傷開始 1 3/11 18:00 3/11 18:00 3/11 18:00 3/11 19:00 A 3/11 19:00 3/11 19:00 3/11 20:00 3/11 20:00 3/11 20:00 3/11 21:00 RPVバウンダリからの漏えい 3/11 21:00 11 日 23:50 ドライウェル圧力上昇 3/11 21:00 B 2 3/11 22:00 3/11 22:00 3/11 22:00 タービン建屋線量上昇 (23:00) 11 日 23 時タービン建屋線量上昇 3/11 23:00 3/11 23:00 C 3/11 23:00 0:00 0:00 2 0:00 1:00 1:00 1:00 2:00 D F 2:00 2:00 3:00 3:00 3:00 発電所構内線量上昇 (4:23) 発電所構内線量上昇 4:00 原子炉水位正しくない 4:00 4:00 5:00 5:00 5:00 6:00 6:00 6:00 7:00 7:00 7:00 8:00 8:00 8:00 9:00 9:00 9:00 10:00 11:00 12:00 13:00 12 日 14 時過ぎ PCV 10:00 ベント成功 11:00 12:00 13:00 10:00 11:00 12:00 G 13:00 14:00 14:00 14:00 1 号機原子炉建屋爆発 (15:36) 12 日 15:36 1 号機原子炉建屋爆発 15:00 15:00 15:00 16:00 16:00 16:00 17:00 17:00 17:00 18:00 18:00 18:00 原子炉水位 ( 燃料域 )(A)(mm) 原子炉水位 ( 燃料域 )(B)(mm) 1 東北地方太平洋沖地震発生当時の福島第一原子力発電所プラントデータ集 (H ) ホワイトボードの記載他 ( 広帯域を換算 (+3430mm)) 2 福島第一原子力発電所及び福島第二原子力発電所における対応状況について (H ) 19:00 19:00 19:00 20:00 20:00 21:00 21:00 22:00 22:00 23:00 A 系原子炉圧力 (MPa) B 系原子炉圧力 (MPa) 20:00 21:00 22:00 23:00 S/C 圧力 (MPa abs) D/W 圧力 (MPa abs) 23:00 3/13 0:00 3/13 0:00 2 福島第一原子力発電所及び福島第二原子力発電所における対応状況について (H ) 3/13 0:00 原子炉冷却 IC A 系自動起動 (14:52) B 系 3/11 MO-3A,2A 開操作 MO-3A 閉操作 MO-3A 開操作蒸気発生確認 (18:25) 蒸気発生確認動作状態不明 (18:18) (21:30) 高圧注水 HPCI 起動なし ( 地震以降から全交流電源喪失に至るまで原子炉水位が自動起動レベルまで低下しておらず 手動起動を含めて記録なし ) 減圧 SRV 操作なし 淡水注水開始 低圧注水 FP/ 消防車 所長検討指示 (17:12) 淡水注水開始 (5:46) 注水完了所長 [80t] 海水注水指示 (14:53) (14:54) 海水注水開始 (19:04) 格納容器ベント 所長ベント準備指示 (0:06) 所長大熊町ベント実施避難完了ベント操作 MO 弁 AO 弁小 AO 弁小指示確認現場出発開実施現場断念中操操作 (8:03) (9:03) (9:04) (9:15) (9:30) (10:17~24) 仮設 D/W 圧力コンフ レッサー低下確認起動 (14:30) (14:00 頃 ) 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 80

82 6.3 福島第一 2 号機のプラント挙動 原子炉水位 [mm] 原子炉圧力 [MPa] 地震発生 (14:46) 第一波津波襲来 (15:27) NWL(5327mm) L-2(2950mm) 運転中 ( オーバースケール ) A 原子炉水位 ( 燃料域 )(A)(mm) 原子炉水位 ( 燃料域 )(B)(mm) CAMS D/W(A)(Sv/h) CAMS S/C(A)(Sv/h) L-1(450mm) 5 TAF RCIC 長時間 4 3/11 12:00 3/11 16:00 3/11 20:00 0:00 4:00 8:00 12:00 16:00 20:00 3/13 0:00 3/13 4:00 3/13 8:00 3/13 12:00 3/13 16:00 3/13 20:00 3/14 0:00 3/14 4:00 3/14 8:00 3/14 12:00 3/14 16:00 3/14 20:00 3/15 0:00 3/15 4:00 3/15 8:00 3/15 12:00 3/15 16:00 3/15 20:00 3/16 0:00 L-0(-1220mm) 3 設計圧力 (8.7MPa abs) 逃がし弁機能 (7.44,7.51,7.58MPa abs) 運転圧力 (7.0MPa abs) 運転中 (6.9Mpa) 発電所構内線量上昇 (4:23) 12 日 15:361 号機原子炉建屋 1 号機原子炉爆発 (15:36) 建屋爆発 機能 : 原子炉水位維持 14 日 11:01 3 号機原子炉建屋 3 号機原子炉爆発 (11:01) 建屋爆発 3/11 12:00 3/11 16:00 3/11 20:00 0:00 4:00 8:00 12:00 16:00 20:00 3/13 0:00 3/13 4:00 3/13 8:00 3/13 12:00 3/13 16:00 3/13 20:00 3/14 0:00 3/14 4:00 3/14 8:00 3/14 12:00 3/14 16:00 3/14 20:00 3/15 0:00 3/15 4:00 3/15 8:00 3/15 12:00 3/15 16:00 3/15 20:00 3/16 0:00 B <MAAP 解析 > 炉心損傷開始 TAF 到達 [ 水素発生開始 ] ( 地震発生後 ( 地震発生後約 75 時間 ) 約 77 時間 ) C D E 6. 事故分析と課題抽出 15 日 6:12 4 号機 4 号機原子炉原子炉建屋爆発建屋爆発 (6:12) 主蒸気逃がし安全弁による原子炉減圧 格納容器雰囲気モニタ測定値急上昇 [Sv/h] A 系原子炉圧力 (MPa) B 系原子炉圧力 (MPa) D S / / W C 圧圧力力 [MPa] ベント実施圧力 (0.954MPa abs) 設計圧力 (0.53MPa abs) 運転中 (0.11Mpa) ドライウェル圧力上昇 S/C 圧力 (MPa abs) D/W 圧力 (MPa abs) 3/11 12:00 3/11 16:00 3/11 20:00 0:00 4:00 8:00 12:00 16:00 20:00 3/13 0:00 3/13 4:00 3/13 8:00 3/13 12:00 3/13 16:00 3/13 20:00 3/14 0:00 3/14 4:00 3/14 8:00 3/14 12:00 3/14 16:00 3/14 20:00 3/15 0:00 3/15 4:00 3/15 8:00 3/15 12:00 3/15 16:00 3/15 20:00 3/16 0:00 F 高圧注水減圧低圧注水 RCIC HPCI SRV FP/ 消防車 格納容器ベント 手動起動 (14:50) 3/11 3/13 3/14 3/15 起動なし ( 地震以降から全交流電源喪失に至るまで原子炉水位が自動起動レベルまで低下しておらず 手動起動を含めて記録なし ) 所長検討指示 (17:12) 運転していることを確認 (2:55) 所長ベント準備指示 (17:30) 所長ベント実施指示 (10:15) 所長海水使用準備指示 (12:05) ベントライン構成完了 (11:00) 消防車による海水注水開始 ベントライン構成完了 G 機能喪失判断 (13:25) 原子炉減圧開始 (18:00 頃 ) 消防車が海水注入のため燃料切れ消防車起動により停止 (16:30) (19:20) S/C 小弁開操作 (21:00 頃 ) 消防車による海水注水開始 (19:54) 逃がし安全弁 2 弁開し水位回復 (21:20) D/W 小弁開操作 (0:02) 動作状態不明 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 81

83 6.4 福島第一 3 号機のプラント挙動 原子炉水位 [mm] 原子炉圧力 [MPa] 地震発生 (14:46) 第一波津波襲来 (15:27) NWL(5327mm) 10 原子炉水位 ( 燃料域 )(A)(mm) 運転中 ( オーバースケール ) 原子炉水位 ( 燃料域 )(B)(mm) 9 A 原子炉水位 ( 広帯域 )(mm) 8 L-2(2950mm) D CAMS D/W(A)(Sv/h) 7 CAMS S/C(A)(Sv/h) 当直員引継日誌別紙 プラント関連パラメータ 6 L-1(450mm) 5 の記載 ( 広帯域を換算 (+4170mm)) TAF /11 12:00 3/11 16:00 3/11 20:00 0:00 L-0(-1220mm) 4:00 8:00 12:00 16:00 20:00 3/13 0:00 3/13 4:00 3/13 8:00 3/13 12:00 3/13 16:00 3/13 20:00 3/14 0:00 3/14 4:00 3/14 8:00 3/14 12:00 3/14 16:00 3/14 20:00 3/15 0:00 3/15 4:00 3/15 8:00 3/15 12:00 3/15 16:00 3/15 20:00 3/16 0:00 3 設計圧力 (8.7MPa abs) 逃がし弁機能 (7.44,7.51,7.58MPa abs) 運転圧力 (7.0MPa abs) 運転中 (6.9MPa) 発電所構内線量上昇 (4:23) 高圧注水系作動による原子炉圧力低下 B 12 日 1 号機 15:36 原子炉建屋 1 号機原子炉爆発 (15:36) 建屋爆発 RCIC HPCI により原子炉水位維持 C <MAAP 解析 > 3 号機 TAF 到達炉心損傷開始原子炉建屋 ( 地震発生後 [ 水素発生開始 ] 高線量確認約 40 時間 ) ( 地震発生後約 42 時間 ) (14:31 頃 ) 高圧注水系停止による原子炉圧力上昇 14 日 11:01 3 号機原子炉建屋 3 号機原子炉爆発 (11:01) 建屋爆発 主蒸気逃がし安全弁作動による原子炉減圧 6. 事故分析と課題抽出 3/11 12:00 3/11 16:00 3/11 20:00 0:00 4:00 8:00 12:00 16:00 20:00 3/13 0:00 3/13 4:00 3/13 8:00 3/13 12:00 3/13 16:00 3/13 20:00 3/14 0:00 3/14 4:00 3/14 8:00 3/14 12:00 3/14 16:00 3/14 20:00 3/15 0:00 3/15 4:00 3/15 8:00 3/15 12:00 3/15 16:00 3/15 20:00 3/16 0:00 4 号機原子炉建屋爆発 (6:12) [Sv/h] A 系原子炉圧力 (MPa) B 系原子炉圧力 (MPa) D S / / W C 圧圧力力 [MPa] ベント実施圧力 (0.954MPa abs) 設計圧力 (0.53MPa abs) 運転中 (0.11MPa) E ドライウェル圧力上昇 S/C 圧力 (MPa abs) D/W 圧力 (MPa abs) 3/11 12:00 3/11 16:00 3/11 20:00 0:00 4:00 8:00 12:00 16:00 20:00 3/13 0:00 3/13 4:00 3/13 8:00 3/13 12:00 3/13 16:00 3/13 20:00 3/14 0:00 3/14 4:00 3/14 8:00 3/14 12:00 3/14 16:00 3/14 20:00 3/15 0:00 3/15 4:00 3/15 8:00 3/15 12:00 3/15 16:00 3/15 20:00 3/16 0:00 高圧注水 RCIC HPCI 手動起動 (15:05) 3/11 3/13 3/14 3/15 手動起動 (16:03) 自動起動 (12:35) トリップ (11:36) 高圧注水系作動 停止 (2:42) 消防車による淡水注水開始 減圧 SRV 逃がし安全弁急速減圧開始 (9:08 頃 ) 低圧注水 FP/DD FP/ 消防車 所長検討指示 (17:12) 起動停止起動 (11:13)(11:31)(12:06) 消防車による淡水注水開始 (9:25) 淡水注水消防車による停止海水注水開始 (12:20) (13:12) 燃料切れ停止 (22:15) 海水注水停止 (1:10) 消防車による爆発に伴い海水注水再開海水注水停止 (3:20) (11:01) 消防車による海水注水再開 (16:30 頃 ) 格納容器ベント 所長準備指示 (17:30) 所長ラインベント弁 S/C 大弁 D/W 圧力 S/C 大弁 S/C 大弁ナップ完成指示 MO 弁開 AO 弁開低下確認閉確認開確認 (5:15) (8:35) (8:41) (9:20 頃 ) (11:17) (12:30) S/C 小弁 S/C 小弁開操作開確認 (5:20) (6:10) S/C 小弁閉確認 (16:00) S/C 大弁 S/C 大弁閉確認開確認 (16:00) (16:05) 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 82

84 6.5 福島第一 2 号機ストレステスト ( 津波簡易評価 ) 6. 事故分析と課題抽出 O.P. R/B F 1F2 号機の緩和設備の設置位置及びその高さ 機器補機 原子炉圧力制御 電源原子炉減圧 T/B 屋外 運用補助共用施設 逃がし安全弁 高圧注水系 高圧注水 原子炉隔離時冷却系 炉心スプレイ系 低圧注水 残留熱除去系 復水補給水系 消火系 原子炉除熱 残留熱除去系 原子炉格納容器除熱 原子炉格納容器ベント 非常用ディーゼル発電機 A B DC125V ハ ッテリー 直流電源 DC250V ハ ッテリー 非常用電源 交流電源 M/C 2C M/C 2D M/C 2E P/C 2C P/C 2D MCC 2C MCC 2D F 屋上 F F F 空調 F F 1F GF F 5880 トーラス 4000 中 BF 取水 ( 海水系 ) ( 海水系 ) ( 海水系 ) ( 海水系 ) 2700 BF 1900 BF BF 表中の --- は設定した津波浸水高 (17m), は想定した津波により機能喪失する設備 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 83

85 6.5 福島第一 2 号機ストレステスト ( 津波簡易評価 ) 6. 事故分析と課題抽出 津波原子炉圧力制御最終ヒートシンク交流電源高圧注水原子炉減圧低圧注水原子炉除熱原子炉格納容器除熱 (18.7 m) SRV:(R/B 2F) (4.0 m) 残留熱除去海水系 :( 屋外取水周り ) 成功 成功 (1.9 m) 変圧器 :( 屋外 GF) 電源盤 :(T/B BF 等 ) (2.7 m) D/G (A):(T/B BF) D/G (B):( 運用補助共用施設 BF) (-2.06 m) 原子炉隔離時冷却系 / 高圧注水系 :(R/B BF) (1.9 m) SRV:(R/B 2F) 電源 :(T/B BF) (4.0 m) 残留熱除去系 : (R/B BF) 冷却成功 循環水ポンプの喪失 逃がし安全弁による原子炉圧力制御 原子炉補機冷却系 残留熱除去海水系ポンプ等 失敗 燃料損傷 外部電源による給電 外部電源 成功 失敗 成功 非常用交流電源による給電 非常用テ ィーセ ル発電機 A/B 高圧系による注水 原子炉隔離時冷却系 高圧注水系 失敗 成功 失敗 (4.0 m) 残留熱除去系/ 炉心スプレイ系 : (R/B BF) 成功成功 残留熱除去系による原子炉からの除熱 ( 原子炉停止時冷却モード ) 失敗 成功 冷温停止 凡 例 : ケース1の事象進展 : ケース2の事象進展 ( 実際の事象進展 ) 失敗 外部電源による給電 外部電源 成功 [ 全交流電源喪失 ] へ 次々ページへ [ 原子炉補機冷却系喪失 ( 最終ヒートシンク喪失 )] へ 逃がし安全弁による原子炉減圧 低圧系による注水 残留熱除去系( 低圧注水モード ) 炉心スプレイ系 失敗 失敗 (4.0 m) 残留熱除去系 : (R/B BF) 残留熱除去系による原子炉格納容器からの除熱 ( サフ レッションフ ール冷却モード ) 成功 失敗 高温停止 (4.9 m) SRV:(R/B 2F) 電源 :(T/B BF) :( ア ) 基本設計で採用した設備 :( イ ) AM 策 ( 許容津波高さとなる設備の設置高さ ) 各設備名 : ( 設置位置 ) : 想定津波浸水高において機能を確保 : 想定津波浸水高において機能を喪失 失敗 非常用交流電源による給電 非常用テ ィーセ ル発電機 B 次ページへ 成功 失敗 [ 原子炉補機冷却系喪失 ( 最終ヒートシンク喪失 )] 及び [ 全交流電源喪失 ] へ 燃料損傷 燃料損傷 (5.88 m) 原子炉格納容器ベント : (R/B トーラス ) 原子炉格納容器ベント 失敗 成功高温停止 燃料損傷 海水系が必要な設備では, 津波で最初に機能を喪失する海水系の許容津波高さを記載 次々ページへ 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 84

86 6.5 福島第一 2 号機ストレステスト ( 津波簡易評価 ) 6. 事故分析と課題抽出 高圧注水交流電源 ( 電源確保 ) 原子炉減圧低圧注水原子炉除熱原子炉格納容器除熱 [ 原子炉補機冷却系喪失 ( 最終ヒートシンク喪失 )] 及び [ 全交流電源喪失 ] から (-2.06 m) 原子炉隔離時冷却系 / 高圧注水系 (R/B BF) 高圧系による注水 原子炉隔離時冷却系 高圧注水系 成功 (1.9 m) 電源設備 : (T/B BF 等 ) 他号機からの電源融通 成功 (1.9 m) SRV:(R/B 2F) 電源 :(T/B BF) 逃がし安全弁による原子炉減圧 成功 (1.9 m) 復水補給水系 / 消火系 : (T/B BF) 代替系による注水 復水補給水系 消火系 ( テ ィーセ ル駆動消火ポンプ ) 成功 (4.0 m) 残留熱除去系 (R/B BF) 残留熱除去系による原子炉からの除熱 * ( 原子炉停止時冷却モード ) 成功 失敗 (4.0 m) 残留熱除去系 : (R/B BF) 冷却成功 冷温停止 [ 全交流電源喪失 ] から 前々ページより 失敗 * 原子炉補機冷却系喪失 ( 最終ヒートシンク喪失 ) の場合残留熱除去系は機能喪失する 残留熱除去系による原子炉格納容器からの除熱 * ( サフ レッションフ ール冷却モード ) 成功 高温停止 凡 例 : ケース 1 の事象進展 : ケース 2 の事象進展 ( 実際の事象進展 ) :( ア ) 基本設計で採用した設備 :( イ ) AM 策 失敗 燃料損傷 ( ケース1) 燃料損傷 失敗 原子炉隔離時冷却系で約 3 日間注水を継続していたが, 原子炉隔離時冷却系が停止するまでに電源の融通や復旧ができなかった結果, 他の注水手段による注水もできずに燃料損傷に至った 失敗 (5.88 m) 原子炉格納容器ベント : (R/B トーラス ) 原子炉格納容器ベント 燃料損傷 失敗 失敗 成功 高温停止 (4.9 m) SRV:(R/B 2F) 電源 :(T/B BF) ( 許容津波高さとなる設備の設置高さ ) 各設備名 : ( 設置位置 ) : 想定津波浸水高において機能を確保 : 想定津波浸水高において機能を喪失 ( ケース 2) 海水系が必要な設備では, 津波で最初に機能を喪失する海水系の許容津波高さを記載 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 85

87 6.6 福島第二 1 号機ストレステスト ( 津波簡易評価 ) 6. 事故分析と課題抽出 O.P. R/B インナ 2F1 号機の緩和設備の設置位置及びその高さ 機器補機 原子炉圧力制御 電源原子炉減圧 R/B アウタ T/B C/B Hx/B 水処理建屋 屋外 逃がし安全弁 高圧炉心スプレイ系 高圧注水 原子炉隔離時冷却系 低圧炉心 残留熱除 スプレイ系 去系 低圧注水 復水補給水系 消火系 原子炉除熱 残留熱除去系 原子炉格納容器除熱 原子炉格納容器ベント 非常用ディーゼル発電機 直流電源 非常用電源 交流電源 A,B,H DC125V DC250V M/C 1C M/C 1D M/C 1H P/C 1C P/C 1D MCC 1C MCC 1D MCC 1H F F F F F F F F 2F 2F F F 1F 1F 1F ( 屋外 ) GL F 8000 B1F F ( 海水系 ) ( 海水系 ) ( 海水系 ) ( 海水系 ) ( 海水系 ) 2400 B1F 1000 B2F 注 ) 設定した津波浸水高さ7mでは原子炉建屋は浸水しないが 原子炉建屋南側の局所的遡上により実際浸水した機器の機能喪失を想定する表中の は想定した津波により機能喪失する設備 ( 海水系 ) ( 海水系 ) 0 B2F B2F B1F ( 海水系 ) ( 海水系 ) 6000 B1F B1F 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 86

88 6.6 福島第二 1 号機ストレステスト ( 津波簡易評価 ) 6. 事故分析と課題抽出 津波原子炉圧力制御最終ヒートシンク交流電源高圧注水原子炉減圧低圧注水原子炉除熱原子炉格納容器除熱 循環水ポンプの喪失 凡 例 (33 m) SRV: (R/B 4F) 逃がし安全弁による原子炉圧力制御 (4.9 m) SRV:(R/B 2F) 電源 :(T/B BF) : ケース 1 の事象進展 : ケース 2 の事象進展 ( 実際の事象進展 ) : ケース 3 の事象進展 ( 緊急安全対策考慮 ) :( ア ) 基本設計で採用した設備 :( イ ) AM 策 (4.2 m) 残留熱除去冷却海水系 : (Hx/B 1F) 成功成功 原子炉補機冷却系 残留熱除去冷却海水系ポンプ等 失敗 燃料損傷 (6.0 m) 変圧器 :( 屋外 ) 電源盤 : (R/B B1F) 外部電源による給電 外部電源 失敗 外部電源による給電 外部電源 ( 許容津波高さとなる設備の設置高さ ) 各設備名: ( 設置位置 ) : 想定津波浸水高において機能を確保 : 想定津波浸水高において機能を喪失 海水系が必要な設備では, 津波で最初に機能を喪失する海水系の許容津波高さを記載 (4.2 m) D/G (A,B,H): (R/B B2F) 成功 失敗 成功 [ 原子炉補機冷却系喪失 ( 最終ヒートシンク喪失 )] へ 失敗 成功 非常用交流電源による給電 非常用テ ィーセ ル発電機 A/B 高圧炉心スフ レイ系テ ィーセ ル発電機 次ページへ [ 原子炉補機冷却系喪失 ( 最終ヒートシンク喪失 )] 及び [ 全交流電源喪失 ] へ 次々ページへ 高圧系による注水 高圧炉心スプレイ系 原子炉隔離時冷却系 失敗 (0 m) 高圧炉心スプレイ系 / 原子炉隔離時冷却系 : (R/B B2F) [ 全交流電源喪失 ] へ 次々ページへ (12.2 m) SRV:(R/B 4F) 電源 :(C/B 1F) 成功 失敗 逃がし安全弁による原子炉減圧 成功 (4.2 m) 残留熱除去系 / 低圧炉心スプレイ系 : (R/B B2F) 失敗 成功 低圧系による注水 残留熱除去系 ( 低圧注水モード ) 低圧炉心スプレイ系 燃料損傷 ケース 3 では, 主要建屋への水密化対策により, 許容津波高さが上昇するため, 主要建屋内に設置されている全ての機器に期待できる (4.2 m) 残留熱除去系 : (R/B B2F) 残留熱除去系による原子炉からの除熱 ( 原子炉停止時冷却モード ) 失敗 燃料損傷 失敗 (6.0 m) 原子炉格納容器ベント : (R/B B1F) 成功 (4.2 m) 残留熱除去系 : (R/B B2F) 残留熱除去系による原子炉格納容器からの除熱 ( サフ レッションフ ール冷却モード ) 原子炉格納容器ベント 失敗 成功 失敗 成功 冷却成功 燃料損傷 冷温停止 高温停止 高温停止 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 87

89 6.6 福島第二 1 号機ストレステスト ( 津波簡易評価 ) 6. 事故分析と課題抽出 高圧注水原子炉減圧低圧注水原子炉除熱原子炉格納容器除熱 [ 原子炉補機冷却系喪失 ( 最終ヒートシンク喪失 )] から (0 m) 原子炉隔離時冷却系 : (R/B B2F) 原子炉隔離時冷却系による注水 成功 前ページより失敗 (12.2 m) SRV:(R/B 4F) 電源 :(C/B 1F) 逃がし安全弁による原子炉減圧 (2.4 m) 復水補給水系: (T/B B1F) 成功 代替系による注水 復水補給水系 消火系 ( テ ィーセ ル駆動消火ポンプ ) 成功 (4.2 m) 残留熱除去系 : (R/B B2F) 残留熱除去系による原子炉からの除熱 * ( 原子炉停止時冷却モード ) 事故時の事象進展では, 復水補給水系を用いた格納容器スプレイや圧力抑制室スプレイにより原子炉格納容器の圧力上昇を抑制しながら, 残留熱除去冷却海水系等を復旧し原子炉除熱及び原子炉格納容器除熱が機能 成功 失敗 (4.2 m) 残留熱除去系 : (R/B B2F) 冷却成功 冷温停止 ( ケース 2) 凡 例 (4.9 m) SRV:(R/B 2F) 電源 :(T/B BF) : ケース 1 の事象進展 : ケース2の事象進展 ( 実際の事象進展 ) : ケース3の事象進展 ( 緊急安全対策考慮 ) :( ア ) 基本設計で採用した設備 :( イ ) AM 策 ( 許容津波高さとなる設備の設置高さ ) 各設備名: ( 設置位置 ) : 想定津波浸水高において機能を確保 : 想定津波浸水高において機能を喪失 海水系が必要な設備では, 津波で最初に機能を喪失する海水系の許容津波高さを記載 逃がし安全弁による原子炉減圧 失敗 成功 (12.2 m) 消火系配管 : ( 屋外 ) 失敗 ケース 3 では, 低圧注水機能として, 消防車による注水も期待できる 失敗 代替系による注水 復水補給水系 消火系( テ ィーセ ル駆動消火ホ ンフ ) 燃料損傷 成功 失敗 燃料損傷 * 原子炉補機冷却系喪失 ( 最終ヒートシンク喪失 ) の場合残留熱除去系は機能喪失する 残留熱除去系による原子炉格納容器からの除熱 * ( サフ レッションフ ール冷却モード ) ( ケース 1) 注水を継続しつつ原子炉格納容器ベントのための系統構成を行い, 原子炉格納容器ベントを実施 成功 失敗 原子炉格納容器ベント (6.0 m) 原子炉格納容器ベント : (R/B B1F) 失敗 燃料損傷 成功 高温停止 高温停止 ( ケース 1) ( ケース 3) 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 88

90 6.7 事故時のプラント挙動からの課題 6. 事故分析と課題抽出 対応のための環境条件が悪い場合であっても 炉心の注水 冷却が切れることなく確実に実行できるようにしなければならない すなわち 以下が達成すべき事項である 1 速やかに高圧注水設備による注水手段を確保すること 2 高圧注水機能を喪失する前に減圧手段を確保すること 3 減圧段階では 安定した低圧の注水手段を確保できていること 4 確実な格納容器ベント手段 ( 熱の大気放出による除熱 ) を確保すること 5 海水による冷却機能の復旧手段を確保すること 6 以上の操作および状態監視に必要な計測ができる手段を確保すること 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 89

91 7. 事故の教訓と今後の対応 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 90

92 7.1 設備 機能上の教訓 7. 教訓と今後の対応 今回の事故は津波による浸水を起因として 多重の安全機能を同時に喪失したことによって発生しました 長時間におよぶ全交流電源と直流電源の同時喪失 と 長時間におよぶ非常用海水系の除熱機能の喪失 が最も重大な問題点でした 炉心の損傷防止 影響緩和に重要な機能の喪失に至った要因 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 91

93 7.2 事故時のプラント挙動からの教訓 7. 教訓と今後の対応 全電源が失われても 炉心損傷を防止するために 原子炉及び使用済燃料プールの冷却 除熱を成功させる道筋 ( サクセスパス ) を確実に実行できる準備を十分にしておくことが重要と考えています サクセスパス原子炉及び使用済燃料プールの冷却 除熱に関するサクセスパス 原子炉及び使用済燃料プールの冷却 除熱に関するサクセスパス 原子炉 注水冷却 高圧炉心注水 除熱 減圧 & 低圧炉心注水 ( 格納容器冷却 ) 格納容器ベント 淡水または海水による冷却機能確保 監視計器 約 1h 使用済燃料プール 1~2 日 必要時間はプール中の崩壊熱による プールへの注水 監視計器 淡水または海水による冷却機能確保 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 92

94 7.3 炉心損傷防止のための対応方針 7. 教訓と今後の対応 今回の事故は 津波により多重の安全機能を同時に喪失したことによって発生 ( 長時間におよぶ全交流電源と直流電源の同時喪失 と 長時間におよぶ非常用海水系の除熱機能の喪失 ) 教訓を踏まえ 既存の原子力発電所の安全性向上策を提案 ( 炉心損傷の結果 様々な厳しい事象が発生したことに鑑み 同様の事態を再び招かぬよう 炉心損傷未然防止に資する技術課題を中心に抽出 ) 対応方針 1: 事故の直接原因である津波そのものに対する対策に加え 事故の対応操作やプラント挙動からの課題を踏まえた原子炉注水や冷却のための重要機器に対する徹底した津波対策 対応方針 2: 今回の事故のような ( 長時間におよぶ全交流電源と直流電源の同時喪失 や 長時間におよぶ非常用海水系の除熱機能の喪失 による ) 多重の機器故障や機能喪失を前提に 炉心損傷に至ることを未然に防止する応用性 機動性を高めた柔軟な機能確保の対策 対応方針 3: 更なる対策として 炉心損傷防止を第一とするものの なおその上で炉心が損傷した場合に生じる影響を緩和する措置 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 93

95 7.4 事故経過 方針 具体化の方向性 7. 教訓と今後の対応 < 事故の経過 > < 対応の方針 > < 具体化の方向性 > 津波襲来 方針 1 徹底した津波対策建屋への浸水 建屋への浸水防止 敷地への浸水低減策 ( 防潮堤 ) 建屋への浸水対策 ( 防潮壁 傍聴板 ) 津波により直流 交流電源 海水系機器の被水 機能喪失 AM の前提を大きく越え 機能の回復不能となり 炉心損傷 原子炉建屋の水素の滞留 爆発 放射性物質の環境放出 重要機器への浸水防止 方針 2 柔軟な対策による機能確保 電源 海水系の機能喪失を前提としても 炉心損傷の防止機能確保 方針 3 炉心損傷後の機能確保 水素爆発の防止 放射性物質の放出低減 機器への浸水対策 機能確保策 ( 炉心損傷防止のサクセスハ スの機能確保 ) 水素滞留防止策 ( トッフ ヘ ント フ ローアウトハ ネル ) ベント信頼性向上策 格納容器冷却対策 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 94

96 7.5 具体的な対策 (1/6( 1/6)( ( 参考 ) 7. 教訓と今後の対応 (1) 敷地及び建屋への浸水対策 防潮堤 防潮板 防潮壁の設置 及び扉や建屋壁貫通部における浸水防止のための止水 (2) 高圧注水設備 (1 時間以内に必要 ) 対策の考え方 プラントが事故停止した場合 当初は原子炉圧力が高いために高圧注水できる設備が必要 今回の事故では 全交流電源喪失 (SBO) に伴い電動駆動設備が使用不可となったことから 蒸気駆動の高圧注水設備が重要 なお 電動駆動の高圧注水設備を確 保する場合は 起動条件の少ない設 備を選択することが有効 SBO RCIC 蒸気駆動 SLCまたはCRD HPCS 電動駆動 原子炉隔離時冷却系 (RCIC) 必要な設備機器の浸水対策柔軟な対策 ポンプ / タービン RCIC 室の止水手動起動手順の確立 直流電源 ( バッテリー 電源盤等 ) バッテリー室 主母線盤等設置場所の止水 ( 又は配置見直 ) 電源車等の配備 ほう酸水注入系 (SLC) または制御棒駆動水圧系 (CRD) 必要な設備機器の浸水対策柔軟な対策 SLC ポンプ又は CRD ポンプ 水源 交流電源 ポンプ設置エリアの止水 純水タンクからの補給手順の確立 非常用 D/Gを含む電源設備の止水 電源車等の配備 建屋外でのD/G 相当の電源確保 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 95

97 7.5 具体的な対策 (2/6( /6)(( 参考 ) 7. 教訓と今後の対応 (3) 減圧装置 (4~8 時間以内に必要 ) 対策の考え方 除熱 冷却に最終移行するため 圧力容器の減圧が必要不可欠 減圧のための主蒸気逃がし安全弁の駆動用に N2 電源確保が必要 必要な設備機器の浸水対策柔軟な対策 N2 ボンベ - 予備ボンベを配備 直流電源 ( バッテリー 電源盤等 ) バッテリー室 主母線盤設置場所の止水 ( 又は配置見直し ) 可搬式バッテリー配備 (4) 低圧注水設備 (4~8 時間以内に必要 ) 消火系 (FP) 対策の考え方必要な設備機器の浸水対策柔軟な対策 全交流電源喪失時 消火ディーゼル駆動系テ ィーセ ル駆動消火ホ ン ポンプ室の止水消火ポンプフ (DDFP) の確実な起動 消防車を含め 安定 確実な低圧注水設備の準備 消防車配備及び連結通水ライン設置 海水使用の手順化 バッテリー バッテリー室の止水 可搬式バッテリー配備 ディーゼル用燃料 燃料配備 ( 燃料配送含む ) - 復水補給水系 (MUWC) 必要な設備機器の浸水対策柔軟な対策 SBO D/DFP テ ィーセ ル駆動 MUWC 電動駆動 MUWC ポンプ ポンプ室の止水 タンク間の水の融通の手順化 交流電源 非常用 D/G を含む電源設備の止水 又は配置見直し 電源車等の配備 建屋外での D/G 相当の電源確保 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 96

98 7.5 具体的な対策 (3/6( /6)(( 参考 ) 7. 教訓と今後の対応 (5) 除熱 冷却設備 1 格納容器ベント (1~2 日以内に必要 ) 対策の考え方 海水系に加え 大気を冷却源とした圧力抑制室ベントの実施 ベントに必要な 電動弁 空気作動弁の開操作必要 必要な設備機器の浸水対策柔軟な対策 交流電源 (MO 弁 AO 弁用電磁弁 ) 圧縮空気 (AO 弁動作用 ) 非常用 D/G を含む電源設備の止水 ( 又は配置見直 ) 可搬式空気圧縮機 ( 又はボンベの配備 ) 電源車等の配備 可搬式交流発電機又は可搬式バッテリー配備 AO 弁を手動で開操作ができる構造に変更 2 停止時冷却モードによる除熱 (3~7 日以内に必要 ) 対策の考え方 海水を冷却源とした残留熱除去系 (RHR) の停止時冷却モードが必要 必要な設備機器の浸水対策柔軟な対策 交流電源 (RHR ポンプ ) RCW/RSW ポンプ 非常用 D/G を含む電源設備の止水 ( 又は配置見直 ) 予備モータの配備 代替ポンプの配備 可動式熱交換器設備の配備 この電源確保とともに 代替ポンプやモータ修理等による海水系の復旧が必要 交流電源 (RCW/RSW) 電源室の止水 電源車の配備 建屋外での D/G 相当の電源確保 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 97

99 7.5 具体的な対策 (4/6( /6)(( 参考 ) 7. 教訓と今後の対応 3 使用済燃料プールの除熱 (7~10 数日以内に必要 : 使用済燃料の崩壊熱による ) 対策の考え方 使用済燃料を冷却する燃料プール冷却浄化系 (FPC) は原子炉建屋内に設置されているため 津波耐性は強いが 電源設備の確保が重要 また 時間的な余裕を考えたとき 計測設備による監視が重要 必要な設備機器の浸水対策柔軟な対策 ポンプ室の止水 消防車の配備 FPCポンプ プール内の水位 温 消火配管の活用度計設置 電源設備の止水交流電源 電源車等の配備 ( または配置見直し ) (6) 監視計器の電源確保 (1 時間以内に必要 ) 対策の考え方 今回の事故では 監視計器が機能喪失し 計器の電源復旧に時間を要した このため 速やかな計器用電源の確保が重要 必要な設備機器の浸水対策柔軟な対策 直流電源 バッテリー室 主母線盤設置場所の止水 ( または配置見直 ) 可搬式バッテリー配備 電源車及び可搬式充電器の配備 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 98

100 7.5 具体的な対策 (5/6( /6)(( 参考 ) 7. 教訓と今後の対応 (7) 炉心損傷後の影響緩和策 対策の考え方 格納容器からの水素漏えいにより 爆発による閉じ込め機能喪失に加え 復旧活動そのものに支障 炉心損傷が生じた場合も考慮した対策が必要 項目対策 水素滞留の防止 放射性物質の放出抑制 原子炉建屋の換気促進のため 建屋屋上へ穴を開ける措置 ( トップベント ) やブローアウトパネルを開放する措置の設備 手順の確立 圧力抑制室ベントと同じ ( 水を通したベントの確実な実施 ) 消防車等による格納容器への注水手順の準備 (8) 共通的事項 項目対策 各対策の対応に加え 安全 効率的な作業支援のための装備 補助設備の充実 外部電源瓦礫撤去設備通信手段の確保照明設備の確保防護設備 変電設備の耐震性向上策の検討 送電鉄塔二次被害を及ぼす盛り土の崩壊等の評価し 送電系の供給信頼性を向上 対応活動の阻害要因となる瓦礫を撤去するための設備の配置 移動無線や衛星電話の配備 電源の確保など 状況に応じた通信手段を確立 安全 迅速 確実な対応を行うために 両手を使えるようなヘッドライトタイプの照明のほか 広範囲を照らせるような照明設備を配備 防護服 マスク APD 可搬式空気清浄機等の様々な装備品等を余裕を持って配備するとともに 非常用中操換気設備の電源等の早期復旧のため電源車等を配備 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 99

101 7.5 具体的な対策 (6/6( /6)(( 参考 ) 7. 教訓と今後の対応 その他の中長期的技術検討課題 前述の炉心損傷を防止するための対策に加え 以下の中長期的技術検討課題有り ( これら技術検討課題は 別途継続的に検討 ) 項目内容 隔離信号のあり方の整理 検討 今回の事故において 非常用復水器が直流電源喪失により隔離され冷却機能を喪失したことから 隔離信号のあり方について整理 検討 ベントラインの信頼性向上 放射性物質を大幅に除去する形でのベントの信頼性を向上するため ラプチャーディスクを積極的に作動させる方策を検討 ( 不用意な放出につながらないことに留意 ) ベント時の放射性物質低減に関する検討 放射性物質の放出低減のため フィルタを介してのベント設計を検討 計測計器の信頼性向上 今回の事故時に水位計が大きく実際と異なって指示していた事例を踏まえ 事故時に必要な計測装置を研究 開発 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 100