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

福島第一原子力事故対応の概要

福島第一原子力事故対応の概要

～

～

論点と教訓

論点と教訓

～

～

平成

平成

２４

２４

年

年

３

３

月

月

１９

１９

日

日

東京電力（株）

東京電力（株）

原子力品質・安全部長

原子力品質・安全部長

福

福

田

田

俊

俊

彦

彦

日本原子力学会 「春の年会」 資料

はじめに

はじめに

福島第一原子力発電所の事故では、

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

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。

掛けし、心よりお詫び申し上げます。

目

次

１．福島原子力発電所の概要

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

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

３．地震の発電所への影響

４．

４．

津波による設備への直接被害の状況

_{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

５．津波到達以降の対応状況

６．事故の分析と課題の抽出

６．事故の分析と課題の抽出

７．事故の教訓と今後の対応

７．事故の教訓と今後の対応

１

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

1号機

S46.3

BWR-3

46.0

GE

定格電気出力運転中

2号機

S49.7

BWR-4

78.4

GE/東芝

定格熱出力運転中

3号機

S51.3

BWR-4

78.4

東芝

4号機

S53.10

BWR-4

78.4

日立

定期

検査中

全燃料取出、プールゲート閉

（シュラウド交換作業中）

双葉町

5号機

S53.4

BWR-4

78.4

東芝

原子炉圧力容器上蓋閉

6号機

S54.10

BWR-5

110

GE/東芝

１号機

２号機

３号機

４号機

６号機

５号機

正門

サービスホール

1.1 福島第一原子力発電所の概要

面積：３５０万㎡

１．発電所の概要

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

1号機

S57.4

BWR-5

110

東芝

定格熱出力運転中

2号機

S59.2

日立

富岡町

3号機

S60.6

東芝

4号機

S62.8

日立

４号機

３号機

２号機

１号機

1.2 福島第二原子力発電所の概要

147万㎡

１．発電所の概要

6 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社

（参考）原子炉格納容器の型式比較

（参考）原子炉格納容器の型式比較

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-5 マークⅡ （円すい型） BWR-5 マークⅡ改良 （つりがね型） BWR-4 マークⅠ （フラスコ型） 福島第二1号機 _{福島第二3号機} 出典：NRCホームページ １．発電所の概要

（参考）

（参考）

原子炉格納容器、原子炉圧力容器の断面

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

原子炉圧力容器

ペデスタル

原子炉格納容器

ベント管

サブレッション

チェンバー

（参考）

（参考）

原子炉建屋の鳥瞰図

原子炉建屋の鳥瞰図

出展：ＮＥＩのHP

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

圧力容器

・高

さ：

約

２０ｍ

・内

径：

約

４.8ｍ

・厚

さ：

約

１６ｃｍ

・重

量：

約

４４０ｔ

主 要 寸 法 等

ｰ 福島第一 １号機の例 ｰ １．発電所の概要

無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 9

各プラントの冷温停止に向けた進展（概要）

１．発電所の概要 3/11 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 【電源 】外部電源あり 【海水系 】3号機を除き全滅 ※2 【電源 】 D/G6B起動 【海水系 】 全 滅 【電源 】 外部電源・D/G全滅 【海水系 】 全 滅 原子炉スクラム（地震加速度大） 外部電源喪失、 D/G 起動 福島第一 福島第二福島第二 スクラム対応 1～ 3号機 5,65,6号機号機 福島第一 福島第一 福島第二福島第二 高圧系（蒸気駆動）による注水 低圧系による海水・淡水注水 6号機→ 5号機へ電源融通 スクラム対応 熱除去のルート確保できず 安定化に向け対応中 仮設電源、仮設海水ポンプ による熱除去のルート確保 冷温停止 低圧系による注水 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 4 4号機号機 福島第一１～４号機 福島第一１～４号機 福島第一５，６号機福島第一５，６号機 福島第二１～４号機福島第二１～４号機 ※2 ※1 ※ 3/11 14:46頃 東北地方太平洋沖地震発生 3/11 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 原子炉スクラム（地震加速度大による原子炉自動停止） 外部電源喪失、D/G※1_起動 福島第一 福島第二福島第二 スクラム対応 1～3号機 5,6号機5,6 福島第一 福島第一 福島第二福島第二 高圧系(蒸気駆動)による注水 低圧系による淡水・海水注水 6号機→5号機へ電源融通 スクラム対応 仮設電源、仮設海水ポンプ による熱除去のルート確保 冷温停止(3/20) 高圧系(蒸気駆動)による注水 低圧系による注水 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(3/15) 4 4 福島第一１～４号機 福島第一１～４号機 福島第一５，６号機福島第一５，６号機 福島第二１～４号機福島第二１～４号機 ※2 残留熱除去系の海水系 ※1D/G：非常用ディーゼル発電機 冷温停止状態(12/16) 事故の収束に向けた道筋 ステップ１，２

1.3

1.3

福島第一、第二原子力発電所事故の概要

福島第一、第二原子力発電所事故の概要

低圧系による注水低圧系による注水 【電源】外部電源・D/G使用不能 【海水系】使用不能 【電源】D/G6B起動 【海水系】使用不能 【電源】外部電源あり 【海水系】3号機を除き使用不能※2 炉心 損傷

1.4

1.4

福島第一・第二発電所の現況

福島第一・第二発電所の現況

※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）

地震発生時

の運転状況

福 島 第 一

福 島 第 二

１号機

２号機

３号機

４号機

５,６号機

１～４号機

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．発電所の概要

1.5

1.5

事故調査と検証について

事故調査と検証について

報告

原子力安全・品質保証会議

事故調査検証委員会

福島原子力事故調査委員会

意見 および 助言 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） 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

【体制】

平成23年12月2日

中間報告書公表

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。

２

震源 原子力発電所

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142.9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

2.1

2.1

地震及び津波

地震及び津波

の規模

の規模

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）

・「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。

すべり量 ［m］ 今回の津波の波源 （東京電力作成） 2. 地震及び津波の概況

2.2

2.2

発電所を襲った地震の大きさ

発電所を襲った地震の大きさ

地震観測記録と基準地震動Ｓｓに対する応答値との比較

※１：記録開始から約130～150秒程度で記録が終了

観 測 点

（原子炉建屋最地下階）

観 測 記 録

最大加速度値

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

福 島 第 一

１号機

460

※1

₄₄₇

※1

₂₅₈

※1

₄₈₇

₄₈₉

₄₁₂

２号機

348

※1

₅₅₀

※1

₃₀₂

※1

₄₄₁

₄₃₈

₄₂₀

３号機

322

※1

₅₀₇

※1

₂₃₁

※1

₄₄₉

₄₄₁

₄₂₉

４号機

281

※1

₃₁₉

※1

₂₀₀

※1

₄₄₇

₄₄₅

₄₂₂

５号機

311

※1

₅₄₈

※1

₂₅₆

※1

₄₅₂

₄₅₂

₄₂₇

６号機

298

※1

₄₄₄

※1

₂₄₄

₄₄₅

₄₄₈

₄₁₅

福 島 第 二

１号機

254

230

※1

₃₀₅

₄₃₄

₄₃₄

₅₁₂

２号機

243

196

※1

₂₃₂

※1

₄₂₈

₄₂₉

₅₀₄

３号機

277

※1

₂₁₆

※1

₂₀₈

※1

₄₂₈

₄₃₀

₅₀₄

４号機

210

※1

₂₀₅

※1

₂₈₈

※1

₄₁₅

₄₁₅

₅₀₄

単位：ガル 2. 地震及び津波の概況

0.02 0.05 0.1 0.2 0.5 1 2 5 0 1000 2000 3000 周 期(秒) 加 速 度 (Gal) (h=0.05) 0.02 0.05 0.1 0.2 0.5 1 2 5 0 1000 2000 3000 周 期(秒) 加 速 度 (G al) (h=0.05) 0 50 100 150 -800 -400 0 400 800 加速 度 (G al ) 550 0 50 100 150 -800 -400 0 400 800 加 速度( G al ) 277 福島第一 福島第二 Observation records

Design-basis seismic ground motion Ss-1H Design-basis seismic ground motion Ss-2H Design-basis seismic ground motion Ss-3H

Observation records

Design-basis seismic ground motion Ss-1H Design-basis seismic ground motion Ss-2H Design-basis seismic ground motion Ss-3H

２号機（東西方向） ３号機（南北方向） 周期（s） 周期（s） 時間（s） 時間（s） 加速 度（ Gal ） 加速 度（ Gal ） 加速 度（ Gal ） 加速 度（ Gal ） 550 277

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

2.2

2.2

発電所を襲った地震の大きさ

発電所を襲った地震の大きさ

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

2.3

浸水直後：０秒 ６秒後 ４６秒後 ５６秒後 ７４秒後 ９８秒後 重油タンク

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）

2. 地震及び津波の概況

2.3

2.3

発電所を襲った津波の大きさ（福島第一）

発電所を襲った津波の大きさ（福島第一）

※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）。

①

③

④

②

防波堤高さ約10m

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））

2. 地震及び津波の概況

2.3

2.3

発電所を襲った津波の大きさ（福島第一）

発電所を襲った津波の大きさ（福島第一）

0.0 1.0 2.0 3.0 4.0 5.0 6.0 7.0 8.0 9.0 10.0(m) 浸水深 最大 +13.1m（地震発生約51分後） -10 -50 5 10 15 0 30 60 90 120 150 180 210 240 時間（分） 水位変動（ m ） 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）

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

2.3

2.3

発電所を襲った津波の大きさ（福島第一）

発電所を襲った津波の大きさ（福島第一）

・

土木学会手法による評価値（最新評価値）；O.P.＋５．４～６．１ｍ

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

海側エリア及び主要建屋敷地エリアほぼ全域

備 考

・

_・

今回の津波高さ（津波再現計算による推定）；約１３ｍ

_{土木学会手法による評価値（最新評価値）；O.P.＋5.4～6.1ｍ}

※２

※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 基準面（小名浜港工事基準面） （気象庁HPに加筆） 浸水域 浸水高 遡上高 浸水深 ・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

【用語の定義】

2. 地震及び津波の概況

2.3

2.3

発電所を襲った津波の大きさ（福島第一）

発電所を襲った津波の大きさ（福島第一）

東波除堤 開閉所 #1Tb/B #3Tb/B #4Tb/B #1R/B #2R/B #3R/B #4R/B Rw/B 事務本館 #1～#4取水口 #1,2放水口 #3,4放水口 #2Tb/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

© GeoEye #1Hx/B #2Hx/B #3Hx/B #4Hx/B

2.3

2.3

発電所を襲った津波の大きさ（福島第二）

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

2. 地震及び津波の概況

2.3

2.3

発電所を襲った津波の大きさ（福島第二）

発電所を襲った津波の大きさ（福島第二）

0.0 1.0 2.0 3.0 4.0 5.0 6.0 7.0 8.0 9.0 10.0(m)

福島第二原子力発電所

津波の再現計算結果

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） 最大 +9.1m（地震発生約48分後） -10-5 0 5 10 15 0 30 60 90 120 150 180 210 240 時間（分） 水位変動（m ） #集中RW/B #4R/B #4T/B #3R/B #3T/B #2R/B #2T/B #1R/B #1T/B

・

土木学会手法による評価値（最新評価値）；O.P.＋５．１～５．２ｍ

2. 地震及び津波の概況

2.3

2.3

発電所を襲った津波の大きさ（福島第二）

発電所を襲った津波の大きさ（福島第二）

福島第二を襲った津波の状況

福島第二を襲った津波の状況

福島第一・第二原子力発電所を襲った津波の違い

10 50 100 150 福島第二 福島第一 0 2 4 6 8 10 12 14 水深[m] すべり量 ［m］

福島

第一

福島

第二

最大津波高 さ ［ m ］

推定された波源モデル

ピークが重なる ↓ 津波高さ：大 ピークが重ならない ↓ 津波高さ：小 ① ② ③ 増幅率は同_程度 各ブロックからの水 位変動量 時間T 暖色系ブロックほど 大きな津波を発生 ③ ② ① ① ＋ ② ＋ ③ 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

2.3

2.3

発電所を襲った津波の大きさ

発電所を襲った津波の大きさ

2. 地震及び津波の概況

今回の津波の波源

（東京電力作成）

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）

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）

2.4

2.4

津波評価について

津波評価について

論点１

論点１

2. 地震及び津波の概況

３

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＞ ・非常用ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電 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） ○ ○ ○ － － ※ ○ ○ － ○ － ※ ○ ○ － ○ － ※ ＜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、 ﾍﾟｰｼﾞﾝｸﾞで周知を行 う ３．地震の影響 ※大きな水位低下 が無かったため 起動なし

3.1

3.1

福島第一

福島第一

1

1

～３号機の地震発生

～３号機の地震発生

～津波襲来までの対応

～津波襲来までの対応

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＞）

3.1 地震発生直後のプラント状況（福島第一1号機）

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

当直員引継日誌より

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

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

大規模地震・外部電源喪失時の主な対応状況

＊ ：

「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。

３．地震の影響

地震による自動スクラム

全制御棒全挿入

アラームタイパー（原子炉スクラム）

①

②

③

④

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）

-150 -100 -50 0 50 150 （cm） 原子炉水位 -300 -100 0 100 100 -200 200 300 400 500 原子炉水位 （燃料域）

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

チャート（原子炉水位）

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

①

②

※

④

③

①

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。

0 １ 2 3 4 5 6 7 8 9

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 ）

チャート（格納容器圧力）

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

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（ ２×１０－３

）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）

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

4F 3F 2F 1F B1F 4F 3F 2F 1F B1F 0 1 2 3 4 5 6 7 8 0 2 4 せん断ひずみ(×10-3) せん 断応力( N /m m 2 ) 0 1 2 3 4 5 6 7 8 0 2 4 せ ん 断応力 （ N /m m 2） せん断ひずみ(×10-3₎ 5F 1F CRF 4F 4F 3F 1F B1F B1F 5F CRF 2F 2F 3F 0 1 2 3 4 5 6 7 8 0 2 4 せん断ひずみ(×10-3₎ せ ん 断応 力（ N / m m 2） 1F CRF 3F B1F 4F 5F CRF B1F 4F 2F 3F 1F 5F 2F

１号機（東西方向）

２号機（東西方向）

３号機（東西方向）

評価基準値 _{評価基準値 評価基準値}

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

１～３号機の耐震性評価の結果

（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

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

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

１０３

１９６

１２２

３００

１００

３００

原子炉圧力容器

９３

２２２

２９

２２２

５０

２２２

主蒸気系配管

２６９

３７４

２０８

３６０

１５１

３７８

原子炉格納容器

９８

４１１

８７

２７８

１５８

２７８

停止時冷却系

ﾎﾟﾝﾌﾟ

８

１２７

配管

２２８

４１４

残留熱除去系

ﾎﾟﾝﾌﾟ

４５

１８５

４２

１８５

配管

８７

３１５

２６９

３６３

その他*

－

－

－

－

１１３

３３５

＊

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

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

福島第一５号機目視確認結果

2011.8.18～8.30撮影 １階 地下 階 ２階 タービン建屋 格納 容器 内 地下 階 ４階 ３階 ２階 1階 原子炉建屋 １階 地下 階 ２階 タービン建屋 格納 容器 内 地下 階 ４階 ３階 ２階 1階 原子炉建屋 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 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 制御棒駆動水ポンプ ・機器には外観上異常なし 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 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 非常用ディーゼル発電機5A,5B ・機器には外観上異常なし 湿分分離器 保温外れ、サポートずれ有り 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 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

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

福島第一１号機

非常用復水器（ＩＣ）

目視確認結果

PLR-B 原子 炉圧力 容 器 PLR-A PLR-B 原子 炉圧力 容 器 原子 炉圧力 容 器 PLR-A 非常用復水器

４

階

３

階

２

階

IC(A)凝縮水戻り配管 IC(A)凝縮水戻り配管 MO-1301-3B 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

非常用復水器はＡ系及びＢ系の２系統ある

MO-1301-2

MO-1301-3

IC(A) IC(B) IC入口蒸気配管

IC入口蒸気配管 MO-1301-2A開度計 MO-1301-2B開度計 MO-1301-10 MO-1301-10A開度計 MO-1301-10B開度計 IC(A)水位計 IC(B)水位計 消火系・ 補給水系より 水位計 IC凝縮水戻り配管 IC凝縮水戻り配管 MO-1301-4 MO-1301-1

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

X-53 X-53 OP:12490m 工業用内視鏡 工業用内視鏡 CRDレール

：撮影方向

小口径配管もしくは電線管と思われる構造物

配管

配管

サポート

サポート

原子炉格納容器内壁

付着物

付着物

天

天

地

地

天

天

地

地

（2012.1.19撮影）

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。

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

福島第一１～３号機

タービン建屋

目視確認結果

2011.8.24～8.26撮影 ３号機 ２号機 １階 ２階 １号機 ２号機 ３号機 １階 ２階 １号機 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 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 相分離母線冷却ファン ・津波の浸水痕あり 480Vパワーセンター2A ・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 給水加熱器 ・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

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

福島第一１～４号機側屋外設備

目視確認結果

2011.8.24～8.26撮影 ⑥ 1号機バッチオイルタンク ① １号機海側ポンプ類 ② ２号機海側ポンプ類 ⑤ ４号機海側ポンプ類 ④ ３号機海側ポンプ類 ⑭ 2号機取水設備電源室 防油提含め外観上異常なし。 2号機取水設備電源室倒壊 ⑦ 重油タンク防油堤 ⑧ ２号機復水貯蔵タンク下部 タンク下部地面が陥没 漏水はなし

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

⑰ D/G３Ａ デイタンク上部 ⑱ D/G３B デイタンク下部 ３号機タービン建屋内 ① ② ④ ⑤ ⑥ ⑦ ⑧ ⑨ ⑩ ⑫ ⑬ ⑭ ⑯ ⑰T/B内 ⑱T/B内 ３号機残留熱除去系海水ポンプ（D） モーターカバー無し ⑬ 4号機逆洗弁ピット前MCC MCCが倒れている状況 外観上大きな損傷は無し ⑯ 共用ボイラー用トランス 防油堤には割れが確認された。 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。

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

3.3 地震による影響のまとめ

３．地震の影響

論点２

論点２

４

4.1

4.1

津波被害のイメージ（福島第一）

津波被害のイメージ（福島第一）

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

吸気ルーバーからの進入 防波堤 海水 ポンプ 非常用Ｄ／Ｇ 給気ルーバー タービン建屋 敷地高さ O.P.＋10m （1～4号機） 敷地高さ O.P.＋４m O.P.０m 浸水高 １～４号機：O.P.＋11.5～15.5m ５，６号機：O.P.＋13～14.5m ※ ２，４，６号機Ｄ／Ｇの内各１台は別建屋に配置 O.P.＋13m （5,6号機） 建屋出入口 機器ハッチ

・・

・

・・

非常用 Ｄ／Ｇ 非常用 Ｄ／Ｇ 電源盤 _補給水 ポンプ ※ 地下階 4. 津波の直接被害

１号機 ２号機 ３号機 ４号機 運用補助 共用建屋 ６号機 ５号機 ６号機ＤＧ建屋 O.P.+13m O.P.+10m O.P.+4m O.P.+4m 原子炉建屋 タービン建屋

▼

：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

（参考）

（参考）

福島第一発電所の浸水経路

福島第一発電所の浸水経路

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

4. 津波の直接被害

4.1

4.1

福島第一原子力発電所の被害状況

福島第一原子力発電所の被害状況

3号機屋外海水設備 4号機屋外海水設備 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 定期検査中のため、 一部機器を取外し中 取水設備 循環水ポンプ ＲＨ ＲＳポンプ ＳＷポンプ 設備配置例 Ｄ ／Ｇ 海水ポ ンプ 取 水設備 洗浄 ポン ：非常用海水系ポンプ設置箇所

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

4. 津波の直接被害

５号機ＲＨＲＳポンプ（Ｃ） ＳＷポンプ 吸気口カバーの流出 D/G５Ａ 海水ポンプ ・端子箱脱落 ・口出し線断線 ＲＨＲＳポンプ 軸受潤滑油冷却装置 全壊 ・ファンカバー脱落 ・端子箱損傷 ・クーラ下部割れ、変形 吸気口カバー変形

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

4.1

4.1

福島第一原子力発電所の被害状況

福島第一原子力発電所の被害状況

4. 津波の直接被害

ＲＨＲＳポンプ

Ｄ／Ｇ ６Ａ海水ポンプ

福島第一６号機

非常用海水冷却設備の状況

4.1

送電用 _送電用 夜の 森線 １ Ｌ 夜の ２Ｌ 森線 D/G D/G D/G D/G D/G 5A 5B H 6A 6B 大熊線 ４ Ｌ 大熊線 ３ Ｌ 大熊線２ Ｌ 大熊線１ Ｌ Ｄ/Ｇ D/G D/G D/G D/G D/G D/G D/G 4B 4A 3B 3A 2B 2A 1B 1A

非常用ディーゼル発電機

の被害状況

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。

：地震の影響により停止 ：津波の影響により本体水没 D/G ：津波後も運転可能 D/G ：津波の影響により電源盤被水又は水没 ：津波の影響によりM/C,関連機器水没 D/G （空冷式） （空冷式） （空冷式）

4.1

4.1

福島第一原子力発電所の被害状況

福島第一原子力発電所の被害状況

(

(

電源関係

電源関係

)

)

4. 津波の直接被害

福島第二原子力発電所の津波の状況

吸気ルーバーからの進入 吸気ルーバーからの進入 吸気ルーバーからの進入 防波堤 敷地高さ O.P.＋４m O.P.０m 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 海水熱交換器建屋 電源盤 ・・ 建屋出入口 敷地高さO.P.＋12m 浸水高 O.P.約７m 非常用Ｄ／Ｇ 給気ルーバ 機器ハッチ 海水ポンプ 原子炉建屋 原子炉 建屋 付属棟 原子炉建屋 付属棟 機器ハッチ 電源盤 非常用 Ｄ／Ｇ 原子炉 建屋 付属棟 原子炉建屋 原子炉 建屋 付属棟 １号機 原子炉建屋付属棟へルーバやハッチから浸水

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

4.2

4.2

津波被害のイメージ（福島第二）

津波被害のイメージ（福島第二）

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 4. 津波の直接被害

（参考）

（参考）

福島第二発電所の浸水経路

福島第二発電所の浸水経路

：地震の影響により停止 ：津波の影響により本体水没 D/G ：津波後も運転可能 D/G ：津波の影響により電源盤被 水又は水没 ：津波の影響によりM/C,関連機 器水没 D/G ：送電継続

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。

4.2

4.2

福島第二原子力発電所の被害状況

福島第二原子力発電所の被害状況

(

(

電源関係

電源関係

)

)

4. 津波の直接被害

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） ( )内は工事中系統数 × 2/3 × 1/2 (1) × ○ 1/4 2/4 3/4 2/4 常用低圧電源盤（P/C） ( )内は工事中系統数 × 2/4 × 1/1 (1) 2/7 × ○ ○ ○ ○ 直流電源 × × ○ × × ○ ○ 3/4 ○ ○ ○ 海水ポンプ × × × × × × × × 1/2 × → 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。

○：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

4.3

4.3

福島第一・第二原子力発電所の被害状況

福島第一・第二原子力発電所の被害状況

論点

論点

3

3

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

4.4

4.4

津波影響のまとめ（福島第一）

津波影響のまとめ（福島第一）

４．津波の直接被害

５

5.1

5.1

津波到達以降の対応状況

津波到達以降の対応状況

（福島第一

（福島第一

1

1

～

～

3

3

号機）

号機）

５．津波以降の対応状況 日 １号機 ２号機 ３号機 11 12 13 14 淡水 注入 15:30前後 津波到達 15:36 水素爆発 海水注入 監視 計器 監視 計器 高圧注水系 RCIC運転 解析 炉心損傷 解析 炉心損傷 解析 炉心損傷 監視 計器 海水注入 ベント操作開始 D/W圧力低下 ベント 準備開始 ライン構成 完了 海水注入 海水 注入 D/W 圧力低下 11:01 水素爆発 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 ベント 準備開始 ベント実施 有無は不明 淡水 注入 高圧注水系 RCIC運転 高圧注水系 HPCI運転

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。

非常用 復水器 (IC)運転 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（ 消防車 消防車 消防車

5.2

5.2

福島第一１号機の

福島第一１号機の

対応状況

対応状況

(

(

注水）

注水）

3

_月

11

_日

12

_日

非常用復水器 （ＩＣ）操作 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 2:45 炉圧0.8MPa 炉圧一定 原子炉水位低下 15:36 1号機 水素爆発 2:30 原子炉水位 (A)+1300mm (B)+530mm 計器類の確認・復旧 作業 21:19 水位計復旧 （ﾊﾞｯﾃﾘｰ2個持込） 炉水位 TAF+200mm 17:12 消火系及び消防車を使用した 注水方法の検討開始を所長が指示 18:18 開操作 18:25 閉操作 21:30 開操作 20:07 現場圧力計確認 炉圧 6.9MPa 14:54 所長が海水 注入の実施を指示 ・線量の高い瓦礫の片づけ ・ホースの収集・再敷設 15:30頃 注水ライン 完了 19:04 海水注入開始 14:53 ８万㍑ 淡水注入完了 5:46には 消防車に よる淡水注入開始 消防車・水源・注水 ラインの確認、ルー ト確保、消防車の追 加手配等） 海水注入 ・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 所長が海水注入の準 備を指示 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 ※高圧注水系 は、制御盤の 表示灯が消 灯したため、 起動不能と 判断 1:48 待機中の D/D FP停止確 認（ポンプ不調） 20:50 D/D FP起動 炉圧高く待機状態 （ラインナップ作業） 軽油補給・ ﾊﾞｯﾃﾘｰ交換作業 17:30 D/D FP起動、 CS「切」保持 12:52 D/D FP 修理完了 13:21 ｾﾙﾓｰﾀｰ 地絡で起動不可 ＜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 ホウ酸水（SLC）注入 電源車到着 ・ケーブル敷設作業 ・ケーブル端末処理 15:30頃 注入準備 作業完了 ・ケーブルつなぎこみ ・高圧電源車へ接続 2号機のP/Cを介して電源 車により電源復旧検討 ・電源車手配 ・電源盤の状況確認、 絶縁測定等

3

_月

11

_日

12

_日

非常用復水器 （ＩＣ）操作 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 2:45 炉圧0.8MPa 炉圧一定 原子炉水位低下 15:36 1号機 水素爆発 2:30 原子炉水位 (A)+1300mm (B)+530mm 計器類の確認・復旧 作業 21:19 水位計復旧 （ﾊﾞｯﾃﾘｰ2個持込） 炉水位 TAF+200mm 17:12 消火系及び消防車を使用した 注水方法の検討開始を所長が指示 18:18 開操作 18:25 閉操作 21:30 開操作 20:07 現場圧力計確認 炉圧 6.9MPa 14:54 所長が海水 注入の実施を指示 ・線量の高い瓦礫の片づけ ・ホースの収集・再敷設 15:30頃 注水ライン 完了 19:04 海水注入開始 14:53 ８万㍑ 淡水注入完了 5:46には 消防車に よる淡水注入開始 消防車・水源・注水 ラインの確認、ルー ト確保、消防車の追 加手配等） 海水注入 ・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 所長が海水注入の準 備を指示 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 ※高圧注水系 は、制御盤の 表示灯が消 灯したため、 起動不能と 判断 1:48 待機中の D/D FP停止確 認（ポンプ不調） 20:50 D/D FP起動 炉圧高く待機状態 （ラインナップ作業） 軽油補給・ ﾊﾞｯﾃﾘｰ交換作業 17:30 D/D FP起動、 CS「切」保持 12:52 D/D FP 修理完了 13:21 ｾﾙﾓｰﾀｰ 地絡で起動不可 ＜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 ホウ酸水（SLC）注入 電源車到着 ・ケーブル敷設作業 ・ケーブル端末処理 15:30頃 注入準備 作業完了 ・ケーブルつなぎこみ ・高圧電源車へ接続 2号機のP/Cを介して電源 車により電源復旧検討 ・電源車手配 ・電源盤の状況確認、 絶縁測定等

3

_月

11

_日

12

_日

非常用復水器 （ＩＣ）操作 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 2:45 炉圧0.8MPa 炉圧一定 原子炉水位低下 15:36 1号機 水素爆発 2:30 原子炉水位 (A)+1300mm (B)+530mm 計器類の確認・復旧 作業 21:19 水位計復旧 （ﾊﾞｯﾃﾘｰ2個持込） 炉水位 TAF+200mm 17:12 消火系及び消防車を使用した 注水方法の検討開始を所長が指示 18:18 開操作 18:25 閉操作 21:30 開操作 20:07 現場圧力計確認 炉圧 6.9MPa 14:54 所長が海水 注入の実施を指示 ・線量の高い瓦礫の片づけ ・ホースの収集・再敷設 ・線量の高い瓦礫の片づけ ・ホースの収集・再敷設 15:30頃 注水ライン 完了 19:04 海水注入開始 14:53 ８万㍑ 淡水注入完了 5:46には 消防車に よる淡水注入開始 消防車・水源・注水 ラインの確認、ルー ト確保、消防車の追 加手配等） 14:53 ８万㍑ 淡水注入完了 5:46には 消防車に よる淡水注入開始 消防車・水源・注水 ラインの確認、ルー ト確保、消防車の追 加手配等） 海水注入 ・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 ・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 所長が海水注入の準 備を指示 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 ※高圧注水系 は、制御盤の 表示灯が消 灯したため、 起動不能と 判断 1:48 待機中の D/D FP停止確 認（ポンプ不調） 20:50 D/D FP起動 炉圧高く待機状態 （ラインナップ作業） 軽油補給・ ﾊﾞｯﾃﾘｰ交換作業 17:30 D/D FP起動、 CS「切」保持 12:52 D/D FP 修理完了 13:21 ｾﾙﾓｰﾀｰ 地絡で起動不可 1:48 待機中の D/D FP停止確 認（ポンプ不調） 20:50 D/D FP起動 炉圧高く待機状態 （ラインナップ作業） 軽油補給・ ﾊﾞｯﾃﾘｰ交換作業 軽油補給・ ﾊﾞｯﾃﾘｰ交換作業 17:30 D/D FP起動、 CS「切」保持 12:52 D/D FP 修理完了 13:21 ｾﾙﾓｰﾀｰ 地絡で起動不可 ＜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 ホウ酸水（SLC）注入 電源車到着 ・ケーブル敷設作業 ・ケーブル端末処理 15:30頃 注入準備 作業完了 ・ケーブルつなぎこみ ・高圧電源車へ接続 2号機のP/Cを介して電源 車により電源復旧検討 ・電源車手配 ・電源盤の状況確認、 絶縁測定等 ホウ酸水（SLC）注入 電源車到着 ・ケーブル敷設作業 ・ケーブル端末処理 15:30頃 注入準備 作業完了 ・ケーブルつなぎこみ ・高圧電源車へ接続 2号機のP/Cを介して電源 車により電源復旧検討 ・電源車手配 ・電源盤の状況確認、 絶縁測定等 ５．津波以降の対応状況

MO 3B MO 4B MO 4A MO 3A 480V R/B MCC 1D 480V R/B MCC 1D PLR-B

原子炉圧

力容器

N-5A N-5B PLR-A MO 202-4A MO 202-5A MO 202-4B MO 202-5B DC125V -1A DC125V -1A 480V R/B MCC 1C 480V R/B MCC 1C DC125V -1B DC125V -1B 冷却水： 100t MO 2A MO 1A MO 1B MO 2B 原子 炉建 屋 大気 放出 非常用復水器A 非常用復水器B LO ※ LO ※ MO 10A MO 10B LO 消火系より 補給水系 より 480V R/B MCC 1D 480V R/B MCC 1C MO 3B MO 3B MO 4B MO 4B MO 4B MO 4A MO 4A MO 4A MO 3A MO 3A 480V R/B MCC 1D 480V R/B MCC 1D PLR-B

原子炉圧

力容器

原子炉圧

力容器

N-5A N-5B PLR-A MO 202-4A MO 202-4A MO 202-4A MO 202-5A MO 202-5A MO 202-5A MO 202-4B MO 202-4B MO 202-4B MO 202-5B MO 202-5B MO 202-5B DC125V -1A DC125V -1A 480V R/B MCC 1C 480V R/B MCC 1C DC125V -1B DC125V -1B 冷却水： 100t MO 2A MO 2A MO 2A MO 1A MO 1A MO 1A MO 1B MO 1B MO 1B MO 2B MO 2B MO 2B 原子 炉建 屋 大気 放出 非常用復水器A 非常用復水器B LO ※ LO ※ MO 10A MO 10A MO 10A MO 10B MO 10B MO 10B LO 消火系より 補給水系 より 480V R/B MCC 1D 480V R/B MCC 1C

5.2

5.2

福島第一１号機の対応状況

福島第一１号機の対応状況

(IC

(IC

の操作

の操作

)

)

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

５．津波以降の対応状況

論点

論点

4

4

操作などに係る時系列 （３月１１日）

・

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

赤字：手動

青地：自動

５．津波以降の対応状況

5.2

5.2

福島第一１号機の対応状況

福島第一１号機の対応状況

(IC

(IC

の操作

の操作

)

)

論点

論点

4

4

5.2 厳しい環境下での現場

対応（中央制御室）

対応

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。」

真っ暗な中、ライトの明かりを頼りに 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 ５．津波以降の対応状況

5.3

5.3

福島第一

福島第一

1

1

号機の対応状況（原子炉への注水）

号機の対応状況（原子炉への注水）

５．津波以降の対応状況



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

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。

×

×

×

×

○→

＊：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。

使用可能であった消防車１台で注水を準備



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

＊

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

論点

論点

5

5

5.3

5.3

余震の状況と福島県の津波警報発表実績

余震の状況と福島県の津波警報発表実績

3/11 12:00 3/11 18:00 3/12 0:00 3/12 6:00 3/12 12:00 3/12 18:00 3/13 0:00 3/13 6:00 3/13 12:00 3/13 18:00 3/14 0:00 津波警報（大津波） ［10m以上］ 津波警報 （津波） 津波注意報 解除 ［警報発表日時］ 3/12 13:50 3/12 20:20 3/13 7:30 3/13 17:58 ※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 14:50 3/11 15:10 3/11 15:30 3/11 15:50 3/11 16:10 3/11 16:30 ▼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 16:29 岩手県沖 震度5弱} 3/11 14:30 3/11 14:50 3/11 15:10 3/11 15:30 3/11 15:50 3/11 16:10 3/11 16:30 3m 6m 10m以上 ［警報発表日時］ _14:493/11 _15:143/11 _15:303/11 _16:083/11 ［津波警報 発生状況］ （福島県） ［地震 発生状況］ （震度４以上※_） 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 津波警報（大津波） 津波警報（津波） 津波注意報 津波無し・解除 津波警報（大津波） 津波警報（津波） 津波注意報 津波無し・解除 津波警報（大津波） 津波警報（津波） 津波注意報 津波無し・解除 400 300 200 100 0 0 10 20 30 40 50 60 70 400 300 200 100 0 0 10 20 30 40 50 60 70 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）） 出典：気象庁報道発表資料（平成23年5月13日） ５．津波以降の対応状況

大きく開口し通行を阻んだ数多くの地割れ

津波で流されて道を塞ぐ重油タンク

消防車と散乱した漂流物

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。」

5.3

5.3

厳しい環境下での現場対応（注水作業）

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

5.4

5.4

福島第一１号機の対応状況（

福島第一１号機の対応状況（

格納容器

格納容器

ベント）

ベント）

72 AO ボン ベ 210 MO _{ラプチャーディスク} 排気筒 1 AO ボン ベ 閉 閉 83 AO 閉 閉 90 AO 0.549MPabsで破壊 RPV D/W RPV RPV D/W IA IA D/W最高使用圧力 0.528MPabs ベント実施圧力 0.954MPabs 電磁弁 電磁弁 213 AO （25%開）



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



途中でｻｰﾍﾞ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

S/Cベント弁（AO弁）小弁の手動開操作

原子炉建屋地下１階 S/Cベント弁 （AO弁）小弁

ベント実施は手動操作を断念し、別の方策

ベント実施は手動操作を断念し、別の方策

（

（

可般式コン

可般式コン

プレッサーおよび小型発電機の接続等）

プレッサーおよび小型発電機の接続等）

を選択

を選択

手動操作 開成功 AO AO 高線量のため 手動開操作断念 AO AO MO MO ５．津波以降の対応状況



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）の手動開操作

PCV

PCV

ベント弁（

ベント弁（

MO

MO

弁）の開操作成功

弁）の開操作成功

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。

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 PCVベント弁 S/Cベント弁

論点

論点

6

6