1号機原子炉 建屋爆発
O. P. 外R/B
イ ン ナ
│ R/B
ア ウ タ
│
T/B C/B Hx/B
12200 １F １F １F １F ● ●
● ● ● ●
6000 B1F B1F ☆ ● ● ● ● ● ● ● ●
● ●
●
●
●
● 18000 ２F ２F ２F
機器 補機 電源
☆
◎
☆
◎
表中の×は想定した津波により機能喪失する設備
6.6 6.6 福島第二 福島第二 1 1 号機ストレステスト（津波簡易評価） 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
：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）
凡 例
：(ア) 基本設計で採用した設備
：(イ) AM策
（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
※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
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 減圧 燃料損傷
成功 成功
成功
成功
成功 成功
成功 失敗
失敗
失敗
失敗 失敗
失敗 逃がし安全弁
による 原子炉圧力制御
外部電源によ る給電
・外部電源
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
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
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
)
残留熱除去系 による原子炉格 納容器からの除
熱
（ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ 冷却モード）
成功
失敗
失敗
※次々ページへ
燃料損傷 燃料損傷
原子炉補機 冷却系
・残留熱除去 冷却海水系ポ
ンプ等
成功
失敗
原子炉 格納容器
ベント
燃料損傷 外部電源によ
る給電
・外部電源
[
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[
原 子 炉 補 機 冷 却 系 喪 失（最終ﾋｰﾄｼﾝｸ 喪失）]へ
※次ページへ
※次々ページへ 成功
失敗
非常用交流電 源による給電
・非常用ﾃﾞｨｰｾﾞ ﾙ発電機A/B
・高圧炉心ｽﾌﾟﾚ ｲ系ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電 機
[全交流電源
喪失]へ 成功失敗
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
（33 m）
・SRV：
（R/B 4F）
（4.2 m）
・残留熱除去冷却 海水系：
（Hx/B 1F）
（4.2 m）
・D/G (A,B,H)：
(R/B B2F)
（6.0 m）
・変圧器：(屋外)
・電源盤：
(R/B B1F)
（0 m）
・高圧炉心スプレ イ系/原子炉隔
離時冷却系：
(R/B B2F)
（4.2 m）
・残留熱除去系/低 圧炉心スプレイ系：
(R/B B2F)
（4.2 m）
・残留熱除去系：
（R/B B2F）
（6.0 m）
・原子炉格納容 器ベント：
(R/B B1F)
冷温停止
高温停止
高温停止
（12.2 m）
・SRV：（R/B 4F）
・電源：（C/B 1F）
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）
6.6 6.6 福島第二 福島第二 1 1 号機ストレステスト（津波簡易評価） 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
：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）
凡 例
：(ア) 基本設計で採用した設備
：(イ)
AM
策（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
※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
冷却成功
原子炉隔離 時冷却系 による注水
代替系による注水
・復水補給水系
・消火系(ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ駆 動消火ポンプ) 逃がし安全弁
による 原子炉減圧 成功
失敗 失敗 失敗
失敗 失敗
成功 成功
成功
成功
※前ページより 失敗
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)
燃料損傷
[
原 子 炉 補 機冷 却 系 喪 失
（最終ﾋｰﾄｼﾝｸ 喪失）]から
原子炉 格納容器
ベント
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
逃がし安全弁 による 原子炉減圧
代替系による注水
・復水補給水系
・消火系(ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ駆 動消火ﾎﾟﾝﾌﾟ) 失敗
成功 成功
失敗
燃料損傷 燃料損傷
残留熱除去系による 原子炉格納容器から
の除熱*
（ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ 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。
*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。（2.4 m）
・復水補給水系：
(T/B B1F)
（12.2 m）
・消火系配管：
（屋外）
（6.0 m）
・原子炉格納容 器ベント：
(R/B B1F) 成功
（ケース１）
（ケース３）
冷温停止
（ケース２）
高温停止
高温停止
（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。
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。（12.2 m）
・SRV：（R/B 4F）
・電源：（C/B 1F）
（0 m）
・原子炉隔離時 冷却系：
(R/B B2F)
（4.2 m）
・残留熱除去系：
（R/B B2F）
（4.2 m）
・残留熱除去系：
（R/B B2F）
：ケース３の事象進展
（緊急安全対策考慮）