柏崎刈羽原子力発電所の 新規制基準適合性審査への対応状況 平成27年2月4日 東京電力株式会社 原子力設備管理部 川村 慎一 第１５回保全セミナー「原子力施設の安全性向上取組の最新動向（更なる安全をめざして）」 1 1-1. 福島事故の教訓と当社安全対策の基本的考え方 ①地震により 外部電源喪失 配電盤 海水ポン プ 蓄電池 ②津波により所内 電源喪失・破損 非常用 発電機 地震・津波を 共通原因とする 広範な安全機能喪失 外部電源 ■福島第一原子力発電所の事故 ⑦水 素 爆 発 ③冷却機能喪失 ↓ ④炉 心 損 傷 ↓ ⑤水 素 発 生 ↓ ⑥水素漏えい （格納容器破損） 重大事故への 備えの不足 ■事故の教訓を踏まえた安全対策の実施 方針１：深層防護の強化 新たなDesign Extension Conditionの考え方に基づき，多様性重視の対策で深層防護の各層を充実 方針２：想定を超える事象に対する柔軟な対応力 代替可能性や時間余裕を考慮した対応オプション確保（フェーズド・アプローチ），訓練の充実 方針３：事故対応のマネジメントと組織力 状況変化への対応力，意志決定の迅速性，命令の明確性を確保する Incident Command System ■柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号機の新規制基準適合審査を申請（平成25年９月27日） 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 2 当社の安全対策方針１：深層防護の強化 設計ベース：高圧注水と減圧機能強化の観点から，従来の設計基準に全交流電源喪失を追加 《高圧注水》動的機器の単一故障 → 原子炉隔離時冷却系のバックアップが必要 《減 必要とされる期間に逃がし安全弁の継続的な機能維持が必要 圧》使命時間の長期化 → 設計拡張状態(Design Extension Condition ): 設計ベースを超える領域として設定 多重(共通要因)故障が発生しても，各層の重要な機能を一定程度維持させる 多重性よりも，多様性，位置的分散を重視した対策が必要 新たにDECとして追加した領域 欧州では従来からDECとしていた領域 《深層防護各層の設計要件（津波等の外的事象中心）》 層 目的 設計ベース 機能強化の方向 設計ベースを超える状態（DEC） 津波の例：設計津波に対する多重の防 護で，異常の発生を防止し，後段各層 の安全機能の喪失を防ぐ 津波の例：多重防護の同時喪失により，ある程度の建 屋内浸水があっても，重要区画内の設備の機能喪失を 防ぐ， 重要区画からの排水を行う 従来の設計ベース 従来のアクシデントマネジメントで整備済み 冷却： 減圧： 第1層 異常発生防止 第2層 事故への 拡大防止 第3層 炉心損傷防止 冷却： 減圧： 第4層 炉心損傷後の 影響緩和， 放出抑制 格納容器と格納容器を防護する設備の機能とを併せて，長期にわたる土地汚染及び制御できな い放射性物質放出を防ぐ 全交流電源喪失＋動的機器 の単一故障 長期全交流電源喪失に対し， 多様又は多重の設備で対応 ※設備の設計条件なので第１層～第４層を記載 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 当社の安全対策方針２：想定を超える事象に対する柔軟な対応力 3 恒設と可搬の設備を組み合わせた柔軟な対応力が必要 事故初期：人的リソースが限定・現場アクセス困難の可能性 → 恒設設備だけでも初期対応ができるように設計することが適切 事故後期：状況が輻輳・特定の条件で設計した恒設設備では対応できなくなるおそれ → 可搬設備も選択肢に加え，対応の多様性や代替可能性を高めることが重要 事象進展の複雑さ増加に応じて対応の代替可能性を高め，柔軟な対応力を確保 ＝フェーズドアプローチ 訓練の充実：運用力の強化とともに，事前の備えに対するフィードバック 発電所外からの支援 可搬設備・ マネジメントによる対応 恒設設備による対応 事故 発生 ［時間］ 事象進展の複雑さ ① ② 【時間余裕小】 恒設設備 当直員，宿直員が対応 【時間余裕中】 可搬設備の有効性向上 発電所常駐要員も対応 ③ 【時間余裕大】 発電所外からの支援も可能 発電所外要員等も対応 《フェーズドアプローチによる対応のイメージ》 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 4 当社の安全対策方針３：事故対応のマネジメントと組織力 事故の同時多発，急速な事故進展下で，「指揮命令系統が不明確」，「情報共有が不十 分」等，現場対応が混乱した 米国緊急時組織が標準的に採用する ICＳ（Incident Command System）を導入 一人の監督者の管理する人数を，最大7名以下に制限 指揮命令系統の明確化（直属の上司の命令にのみ従う） 役割分担の明確化（決定権を現場指揮官に与えること） 災害規模に応じて縮小，拡張可能な柔軟な組織構造 全組織で情報共有を効率的に行うための様式やツールの準備と活用 技量や要件の明確化と教育訓練の徹底 原子力防災管理者（発電所長） 原子力防災管理者（発電所長） 技術スタッフ 安全監督担当 原子炉主任技術者 情報班 資材班 ・・・・・・ 原子力防災管理者（発電所長）の 下に12の機能班を有する体制 復旧統括 （現場対応機能） 計画・情報統括 （情報収集・ 計画立案機能） 対外対応統括 （対外対応機能） 総務統括 （ロジ・リソース 管理機能） 各機能毎に統括を置き，原子力防災管理者 （発電所長）が監督する人数を低減 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 5 1-2. 新規制基準適合性審査の状況 適合性審査として，地震・津波関係の審査会合が3回，現地調査が2回，プラント関係の審 査会合が18回，現地調査が1回実施されている（平成27年1月16日現在） 主な審査項目 敷地内周辺断層の活動性 実施中 敷地内の断層の活動性 実施中 地盤・斜面の安定性 未実施 地震動 未実施 津波 津波 実施中 火山 火山影響 未実施 外部火災（影響評価・対策） 実施中 火山（対策） 未実施 竜巻（影響評価・対策） 未実施 内部溢水対策 実施中 火災防護対策 実施中 確率論的リスク評価（シーケンス選定含） 実施中 有効性評価 実施中 解析コード 未実施 制御室（緊急時対策所含） 未実施 フィルターベント 実施中 地質・地盤 地震・津波 関係 審査会合実施状況 地震動 設計基準 対象施設 プラント 関係 重大事故 等対処施設 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 地震・津波の評価と対策について 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 7 2-1. 断層の活動性評価（1/3） ■ 必要事項 文献調査や地球物理学的調査，断層の活動履歴の観点から，敷地周辺の断層の活動性を 評価し，基準地震動や基準津波の検討の際に考慮すべき断層の長さなどを評価 ■ 対応状況 佐渡島南方断層 ～ 魚津断層帯 ～ 審査の過程において敷地内の断層や 近傍のしゅう曲について，更なる データの充実を求める意見があった ため，追加地質調査を実施中 55km→156km 十日 町断層帯西部 敷地内および敷地の近傍の断層は， 後期更新世以降（約１２～１３万年 前以降）の活動性なし 91km→132km 長岡平野西縁断 層帯 敷地周辺の海側で約156km，陸側 で約132kmの長大な断層を考慮し， 基準地震動と基準津波を検討 震源として考慮する活断層 これまでの 評価 今回連動に追加 断層の 離隔(5kmルール) や地質構造の観点から連 動を考慮 より幅の広い専門家の意見 等も踏まえ，5km以上離れ ていても安全側に考慮 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 8 2-1. 断層の活動性評価（2/3） ■ 断層の活動時期の基本的な考え方 基本的に，断層やしゅう曲構造の上に堆積している地層（上載層）との関係から評価 上載層が断層やしゅう曲の動きと同じように変位，変形している場合は，上載層が堆積 して以降，活動性があると判断（堆積時期は，給源が判明している火山灰等から分析） 変位・変形の有無は，トレンチや立坑での直接確認や，ボーリングや地下探査による広 範囲の変形構造確認等から検討 断層が地表付近に到達している場合 境界部を掘削して直接確認 ずれていない 火山灰 上載層 しゅう曲 層 層 断 岩盤 上載層 岩盤 断 火山灰 上載層 しゅう曲構造の場合 ずれている 断 層 しゅう曲構造と上載層の動きが異なる 上載層の堆積以降は活動なし 上載層の堆積以降に活動あり 上載層堆積以降の活動性なし 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 9 2-1. 断層の活動性評価（3/3） ■ 敷地近傍のしゅう曲に関する追加調査結果の例 約20～30数万 年前の地層 上載層 しゅう曲による変形なし 古安田層 大坪層 しゅ う曲 に しゅう曲による変形あり 灰爪層 よる 変 形 西山層 しゅう曲構造を覆う上載層に，岩盤部分に認められるしゅう曲構造と調和する構造は 認められず，上載層はしゅう曲の影響を受けていないことを確認 このことより，少なくとも古安田層（約20～30数万年前の地層）堆積以降は，しゅ う曲の活動性はないと評価され，従来からの評価と矛盾がないことを再確認 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 10 2-2. 津波の評価と防護対策 ■ 必要事項 最新の科学的・技術的知見を踏まえ，波源海域から敷地周辺までの海底地形，地質構造 及び地震活動性等の地震科学的知見から，設計基準津波を策定して対策 ■ 評価の概要 新規制基準や東北地方太平洋沖地震の 教訓を踏まえ，断層の連動を安全側に 考慮するとともに，海底地すべりなど も考慮して，設計基準津波を策定 防潮堤（堤防）設置イメージ 敷地高さ:12m 敷地高さ:5m ６号機 ７号機 その結果，取水口前面で最高6.0m， 最大遡上高さは最高8.5m と評価 申請中の６，７号機が設置されている 敷地は標高12ｍで，津波が溯上しな いことを確認 ５号機 ４号機 展望台 ３号機 ２号機 １号機 堤防 堤防 長さ約１ｋｍ 日本海 最大6.0m 長さ約1.5ｋｍ 防波堤 最大8.5m 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 11 （参考）敷地レベルが低い1～4号機の津波防護対策 津波に対して敷地高さ，もしくは防潮堤で浸水を防止 仮に敷地が浸水しても，建屋外壁で防護 仮に建屋内に浸水しても，重要機器室は止水処理で個別に防護 海抜約15m 防潮板 水密扉 防潮壁 防潮壁：建屋内への浸水を防止 防潮堤：敷地内への浸水を防止 水密扉：重要機器室への浸水を防止 使用済燃料 プール タービン 建屋等へ 重要機器室 非常用 ディーゼル 発電機、 電源盤等 ケーブルトレイ 貫通部止水 配管貫通部止水 止水処理：重要機器室への浸水防止 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 設計基準対象施設について 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 13 3-1. 竜巻の評価と防護対策（1/2） ■必要事項 竜巻が発生した場合でも，原子炉の安全機能が損なわれないこと ■安全対策 原子力規制委員会・竜巻影響評価ガイドに沿って，設計基準竜巻は藤田スケール2（最大 瞬間風速を69m/s）に設定 ＜設計基準設定根拠＞ 参照項目 観測実績※ （統計期間：1961～2012.6） 年超過確率 竜巻規模（風速範囲） 新潟県最大 本州日本海側最大 藤田スケール1 (33～49m/s) 藤田スケール2 (50～69m/s) 10-5/年値 藤田スケール2 (50～69m/s) （10万年に1回） ※突風関連指数を用いた気象学的解析で，竜 巻発生の地域性を評価し，日本海側で藤田ス ケール3以上の竜巻が発生し難いことを確認 ■藤田スケール 竜巻により発生した被害の状況から風速を大まか に推定する指標で，0～F5の6段階あり，数字が 大きいほど規模が大きい 新潟県 新潟県 □突風関連指数：気象力学的に根拠のある指標として，実 務・事象解析・温暖化影響検討等に利用 ・大気安定度（上昇気流に伴う積乱雲の発生しやすさ）：CAPE ・高度に応じた風向・風速差による渦の輸送量（親雲における大きな 渦の発生しやすさ）：SReH □藤田スケール３竜巻事例では共通してSReHと最大 CAPEの両方が大きくなる傾向あり 10-6 10-5 10-4 10-3 10-6 10-5 10-4 10-3 突風関連指数の同時超過頻度分布（左：暖候,右：寒候期） F2，F3の発生箇所 気象庁「竜巻等の突風 データベース」より作成 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 14 3-1. 竜巻の評価と防護対策（2/2） 設計基準竜巻による飛来物影響評価を，実観測に 基づき考案されたフジタモデル※を用いて行い， 竜巻による原子炉施設への影響がないことを確認 竜巻中心断面での風況イメージ フジタモデル ランキン渦モデル ※フジタモデルの他にNRCのガイドで採用されているランキン 渦モデルは，上昇流が全領域に存在し，風速場が高さに依存 しないため，地面付近では非現実的な風速場になる ※フジタモデルによる計算結果と過去の竜巻被災事例がほぼ整 合することを確認 自主的な安全向上の取り組みとして，設計基準竜巻を超える竜巻の影響と防護対策も検討 ＜実施を検討している竜巻防護対策＞ ・資機材や車両の固縛処置，車両の警戒態勢時の退避運用 ・軽油タンクのリプレース（厚肉鋼板型） ・D/G燃料移送系ポンプ・配管，その他竜巻防護対象設備への鉄板やワイヤーネットでの防護対策等 ■今後の審査 設計基準竜巻の設定の妥当性，飛来物評価におけるフジタモデルの適用性，飛来物評価結 果等について説明予定 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 15 3-2. 外部火災対策 ■必要事項 森林火災，近隣産業施設等の火災・爆発，航空機墜落による火災等の影響により原子炉施 設の安全機能が損なわれないこと ■安全対策 燃料輸送車両・船舶の出火想定地点から原子炉施設まで，離隔距離が十分なことを確認 敷地内の軽油タンク火災に対し，建屋外壁が許容限界温度未満であることを確認 敷地内への航空機墜落による火災に対しても，原子炉施設へ影響しないことを確認 重要度分類指針クラス1,2,3の概ね全て※を囲う防火帯を設置 ※他設備で機能を代替できるモニタリングポスト等を除く 植生調査結果から，森林火災の燃 え広がり易さを保守的に評価して 防火帯を設計 森林火災 発生を仮定 約20m 延焼を防止 防火帯設置イメージ図 防火帯 防火帯 約20m 防火帯設置予定地例 防護対象設備 防火帯 防火帯設置イメージ図 防火帯設置の全体概要 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 16 3-3. 内部溢水対策（1/2） ■必要事項 機器の破損等による漏水や，消火活動に伴う放水による溢水が発生した場合においても，安 全機能を損なわないようにすること ■安全対策 安全上重要な設備に溢水の影響が及ばないように，浸水経路の止水対策を実施 止水措置（電路貫通部） 止水措置（ハッチ） 箇所数：約900箇所 ｹｰﾌﾞﾙﾄﾚｲ：約10箇所 箇所数：約20箇所 溢水防護対策の施工例 止水措置（空調ダクト） 箇所数：約20箇所 区分分離の強化 水密扉 止水措置(配管貫通部) 箇所数：約200箇所 床ドレンの逆流防止 箇所数：約250箇所 箇所数：約50箇所 区分Ⅰ 区分Ⅱ 多重化された安全系統 ※箇所数は1プラント当たり（検討状況により変更の可能性があります） 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 17 3-3. 内部溢水対策（2/2） 溢水が与える影響をシミュレーションで評価し，溢水対策の有効性を確認 溢水影響評価フロー 建物内の溢水経路と防護 ②溢水源 ①防護対象設備の選定 ④溢水経路 ②溢水源想定 ③溢水防護区画の設定 ②溢水源 ④溢水経路 ④溢水経路の設定 ⑤⑥⑦没水影響評価 ②溢水源 ①防護対象設備 ⑤没水水位等の算出 ⑥影響評価 ③溢水防護区画 ④ ⑦影響評価の判定 ⑤⑥⑦没水影響評価 ■今後の審査 溢水の影響により原子炉に外乱が発生した場合に，その影響を考慮した上で安全解析を行 い，プラントの安全が保たれることを説明予定 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 18 3-4. 火災防護対策（1/2） ■必要事項 火災により原子炉の安全確保に必要な設備が損なわれないように，①～③が必要 ①火災の発生防止 ②火災感知設備・消火設備の設置 ③火災の影響低減対策 ■安全対策 ①火災の発生を防止する対策 ②早期に感知し，速やかに消火する対策 ・難燃ケーブルの使用 ・発火性・引火性物質による火災発生の防止 ・水素の漏えい防止 ・煙感知と熱感知の2種類の感知器を設置 （審査を踏まえ追加：約150箇所⇒約230箇所） ・消火活動の困難箇所に，固定式消火設備を設置 （審査を踏まえ追加：約10箇所⇒約100箇所） ・24時間常駐の自衛消防隊による消火活動 熱感知器 中央制御室 手動起動信号 煙感知器 中央制御室手動起動信号 起動回路 噴射ヘッド 油漏えい拡大防止の堰 水素濃度検知器 消火作動 起動 回路 全域ガス自動 消火設備制御盤 現場手動起動信号 感知・消火の設備例 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 19 3-4. 火災防護対策（2/2） ③速やかに消火できない事態でも，原子炉を停止・冷却できる対策（火災の影響軽減対策） 耐火処理の施工例 ・原子炉停止と冷却に必要な設備が，必ず１区分は 確保できるように，3時間耐火障壁で延焼を防止 処理前 処理後 電線管 （約300m） 配管 貫通部 （約270箇所） ケーブル トレイ （約100m） 耐火障壁による火災区域の分離 ※箇所数は1プラント当たり（検討状況により変更の可能性があります） ■今後の審査 複数の火災感知手段によって迅速に消火できること，窒素封入していないプラント起動・停止時におけ る原子炉格納容器内の火災防護を説明予定 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 20 3-5. 安全設備の信頼性について ■必要事項 原子炉の停止や冷却，格納容器の冷却等の重要度が特に高い安全機能を有するものについ ては，多重性又は多様性，及び独立性の確保が必要（動的機器，長期使用の静的機器） ■安全対策 多重性又は多様性，及び独立性を再確認 静的機器のうち，信頼性が高く，かつ故障時の影響が 限定的なものには，多重化していないものあり AO 単一設計箇所 原子炉格納容器より オペフロへ開口 主排気筒 へ AO 耐圧強化 ベントライン AO AO MO MO （非常用ガス処理系の配管及びフィルタ，中央制御室換気空調系の ダクト及びフィルタ等） 乾燥装置 排風機 MO これらの設備について，更に安全システム全体の信頼 性に対する影響度も分析し，冗長化された機器と比較 しても十分に高い信頼性を確保していることを確認 フィルタ装置 非常用ガス処理系の単一設計箇所 非常用ガス処理系のシステム信頼性評価 ランダム要因非信頼度 地震要因非信頼度 1.0 単一の静的機器 （配管・フィルタ） 5.2×10-5 冗長化機器 （弁・ヒータ等） 2.5×10-4 合計 3.0×10-4 ▲ ◆ ■ 非信頼度 万一の故障が発生した場合でも他設備で対応が可能な こと，周辺公衆等への影響度合いが基準以下であるこ とを確認 MO 単一の静的機器＋冗長化機器 単一の静的機器 冗長化機器 0.5 0.0 0 1000 2000 地震加速度（評価代表点）[gal] ■今後の審査 上記に加え，万一の故障時における修復手段等を説明予定 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 3800 重大事故等対処施設ならびに 事故時の技術的能力について 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 22 4-1. 確率論的リスク評価・事故シーケンス選定 ■確率論的リスク評価及び事故シーケンス選定 様々な組合せでの安全機能喪失や，想定を超える地震・津波で起こりうる事故シーケンス を，内部事象PRA，地震PRA，津波PRA等を踏まえて評価 PRAにおけるFT分析の例 様々な組み合わせで安全設備の故障を考慮 原子炉 停止 ＜例1＞ 冷却材 流出防止 高圧 注水 原子炉減 圧 低圧 注水 崩壊熱 除去 ○ × ○ × ○ × ○ ○ × × 過渡事象 発生 ※ ○ × ○ × × ○ × 直流 電源 炉心損傷に至るおそれ × ○ 炉心損傷なし 炉心損傷に至るおそれ 炉心損傷なし 交流 電源 冷却材 流出防止 高圧 注水 × ○ ○ ＜例2＞ ○ 炉心損傷なし 炉心損傷に至るおそれ 炉心損傷なし 炉心損傷なし ○ 外部電源 喪失 ○ × × ○ × ○ × 炉心損傷に至るおそれ × 炉心損傷に至るおそれ 引き起こされる事故を分析 ※原子炉施設の寿命期間に予想される機器の単一故障や誤操作等によって生ずる異常な状態に至る事象 抽出された事故シーケンスを事象進展の特徴に応じて分類し，その分類を代表する厳しい 事故シーケンスを選定 ⇒ 事故シーケンスに対し，重大事故等対策の有効性評価を実施 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 23 4-2. 重大事故時の対応（例１） 全交流電源喪失 事故シーケンス：崩壊熱除去機能喪失[取水機能喪失] 全給水喪失発生 原子炉スクラム タービントリップ 代替高圧注水の確保 原子炉隔離時冷却系 による原子炉注水 逃がし安全弁による 原子炉圧力制御を確認 高圧代替注水系 による原子炉注水 常設代替交流電源設備 （GTG）起動準備 低圧代替注水系準備完了 後，原子炉隔離時冷却系 停止，逃がし安全弁によ る減圧開始 復水移送ポンプによる 低圧代替注水系準備 代替原子炉補機 冷却系準備 可搬型代替注水 ポンプ準備 （約12時間後） 電源の確保 代替低圧注水の確保 低圧代替注水系による 原子炉注水開始 貯水池から防火水槽 への補給準備 （約12時間後） 可搬型代替注水ポンプに よる復水貯蔵槽補給 貯水池から防火水槽 への補給 注水用の予備水源 原子炉水位L-8到達 低圧代替注水と 代替格納容器スプレイの 切替運転開始※ 格納容器冷却の確保 （約20時間後） 代替原子炉補機 冷却系準備 ※原子炉水位L-3～L-8を維持 RHRによるS/P水冷却 代替除熱の確保 低圧代替注水による原子炉注水を継続し，S/P水冷却を継続 設備復旧後，原子炉停止時冷却モードにより冷温停止状態を維持 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 24 4-3. 主な重大事故等対処設備（注水・除熱） ■多種・多様な代替手段で注水・除熱を継続のための対策 高圧注水 減圧 ：原子炉圧力が高い時に注水できる代替手段の確保 ：原子炉の蒸気を格納容器内に逃がし，圧力を下げる手段の信頼性の向上 低圧注水 ：原子炉圧力が下がった後の代替注水手段の確保 ：注水用の予備水源の増強 予備水源からの補給 安定除熱：安定冷却を継続する代替除熱手段の確保 水位確認：原子炉内の水位を把握する手段の強化 代替の低圧注水手段 時間の経過 減圧の信頼性向上 代替の高圧注水手段 原子炉建屋 代替高圧注水設備 原子炉隔離時冷却 ポンプの手動操作 代替の除熱手段 熱交換器ユニット 消防車 原子炉水位把握手段強化 タービン 建屋 復水貯蔵槽 使用済燃料 プール 予備蓄電池 予備ボンベの配備 水位計の健全性確認の為，水位計測する凝縮槽に 温度計設置。加えて，原子炉まわりの温度計を活 用し水位計の補完情報とする 淡水貯水池 消防車 予備水源の増強 代替熱交換器ユニット 代替原子炉補機 冷却海水ポンプ 復水移送ポンプ 高圧代替注水設備等 防火水槽 淡水貯水池設置 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 25 4-4. 主な重大事故等対処設備（電源確保） ■電源確保のための対策 ガスタービン発電機の設置，電源車の配備，蓄電池の設置により，安全施設やその制御， プラント監視に必要な電力を確保 蓄電池増強 ガスタービン発電機 電源車 充電 （原子炉建屋最上階に設置） 蓄電池 電源車，ガスタービン発電機車 緊急用 電源盤 重要機器室 （高台（海抜約 35m）に配備） 重要機器室 電源車 非常用 電源盤 非常用 電源盤 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 26 4-5. 重大事故時の対応（例２） 事故シーケンス：大LOCA＋全交流電源喪失＋全ECCS喪失 大LOCA 原子炉スクラム タービントリップ 全交流電源喪失 代替低圧注水の確保 電源の確保 注水機能喪失 電源の早期復旧負荷 炉心損傷開始 常設代替交流電源設備 （GTG）起動準備 復水移送ポンプによる 低圧代替注水系準備 低圧代替注水系による 原子炉注水開始 可搬型代替注水ポンプに よる格納容器頂部注水 格納容器からの 漏えい防止 可搬型代替注水 ポンプ準備 （約12時間後） 可搬型代替注水ポンプに よる復水貯蔵槽補給 貯水池から防火水槽 への補給準備 （約12時間後） 防火水槽への補給 炉心冠水確認 低圧代替注水と 代替格納容器スプレイの 切替運転開始 S/P水位上昇により代替 格納容器スプレイ停止 格納容器圧力 620kPa[gage]に到達 格納容器冷却の確保 注水用の予備水源 格納容器の破損防止， 水素の排出 （約38時間後） フィルタベント （地上式）による 格納容器ベント 耐圧強化ベント による 格納容器ベント フィルタベント （地下式）による 格納容器ベント 低圧代替注水による原子炉注水を継続し，格納容器ベントによる格納容器圧力の低下を確認 長期的には設備の復旧をし，残留熱除去系を用いた冷却へ移行 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 27 4-6. 主な重大事故等対処設備（炉心損傷後の影響緩和） ■格納容器破損防止及び放射性物質の影響緩和のための対策 格納容器漏えい防止 ：トップヘッドの冷却，格納容器への代替スプレイ手段， 原子炉下部への注水，フィルタベント 放射性物質の放出抑制：フィルタベント 水素爆発防止 ：フィルタベント，静的触媒式再結合装置 水素処理 原子炉格納容器からの漏えい防止 静的触媒式 再結合装置 触媒カートリッジ 静的触媒式水素再結合装置 トップヘッドフランジ冷却 格納容器過圧破損防止 格納容器への代替スプレイ 格納容器下部への注水 フィルタベントの設置 復水貯蔵槽 フィルタベント ［地上式］ 防火水槽 復水移送ポンプ 淡水貯水池より フィルタベント ［地下式］ 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 28 4-7. 中央制御室 ■必要事項 重大事故が発生した場合にも，運転員がとどまれること ■安全対策 中央制御室近傍に遮へい効果のある隔離した待避所を設置し，空気ボンベにて陽圧化するこ とで，格納容器ベント時の希ガスの取込みを防止し，運転員の被ばくを低減 重大事故に備え，放射線資機材を中央制御室に配備 中央制御室の空調及び照明等へ代替交流電源設備（ガスタービン発電機，電源車）から給電 待避所の概要 放射性資機材配備例 中央制御室 放射線 中央制御 室待避所 遮蔽カーテン 通信連絡 空気供給による陽圧化 保護衣 下着・手袋等 汚染密度測定用 サーベイメータ 全面マスク 個人線量計 線量率表示器 遠隔監視 空調 空調 空調 吸排気口 の閉止 気密扉 空気ボンベ 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 29 4-8. フィルタベント（1/4） ■フィルタベントの構造・性能 重大事故時に原子炉格納容器の圧力を逃して過圧破損を防止できるように，原子炉の定格熱出力の1% に相当する蒸気量に対して余裕のある設計流量 水スクラバと金属フィルタの組み合わせで，セシウム-137等の粒子状放射性物質の除染係数（DF）を 1000以上確保 ベントガス出口 金属フィルタ ○ガスが金属フィルタを 通過する過程で，放射 性微粒子を捕集 1000000 ◆◇ 試験データ 放射性粒子の粒径分布 100000 金属フィルタ ベントガス入口 水スクラバ 水 気泡細分化装置 スクラバノズル フィルタ装置 除染係数 水スクラバ ○ガスが水中を通過する 過程で，放射性微粒子 を捕集 ○スクラバノズルでガス を勢いよく噴射し， 気泡細分化装置で気泡 を細かくして， 効率良く放射性物質を 捕集 10000 「◇」はフィルタ出口での 粒子上物質の検出が無く， DFが1,000以上を確認 1000 100 10 1 0.0 1.0 2.0 3.0 4.0 粒径（空気動力学径）[μm] 性能試験装置 除去性能試験結果の例 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 30 4-8. フィルタベント（2/4） ■ガス状放射性物質への低減対策 ガス状放射性物質であるよう素の放出を低減させるため，サプレッション・プール水のpH制 御とよう素フィルタの設置を実施 サプレッション・プール水のpH制御 サプレッション・プール水をpH7以上にして水中によう素を安定的に取り込むことで，格納容器内で の有機よう素の発生を抑制し，ベントに伴って環境へ放出される量を大幅に低減 よう素フィルタ 銀ゼオライト吸着剤によりガス状よう素をよう化銀として吸着して98%以上除去（DF50以上）する フィルタを開発しており，その性能を試験で確認 pH制御設備 復水貯蔵槽 よう素フィルタ 薬液貯蔵容器 主排気筒へ 復水移送ポンプ 二次格納施設 他系統へ 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 31 4-8. フィルタベント（3/4） ■フィルタベントの操作性 中央制御室からの操作に加え，現場でも確実に操作できるように，放射線の影響の少ない場 所から手動で遠隔操作可能な構造 主排気筒 原子炉建屋 圧力開放板 遠隔操作装置 D/W ③ 耐圧強化ベント系 （既設） ① 他系統へ 電源喪失時の 操作方法 操作対象弁 操作場所 エクステンションによる遠隔操作 二次格納施設内 ①一次隔離弁 又は 又は 空気 （Ｓ／Ｃ側） ラチェットハンドルによる手動操作 弁直近 駆動弁 ②フィルタ装置入弁 （ＡＯ弁） ③一次隔離弁 二次格納 専用ボンベからの駆動空気供給によ （Ｄ／Ｗ側） る遠隔操作 施設外 ② ④ S/C 二次格納施設 遠隔操作装置 駆動方式 電動 駆動弁 ④二次隔離弁 （ＭＯ弁） フィルタ ベント系 エクステンションによる遠隔操作 エクステンションによる遠隔操作 二次格納 施設外 専用ボンベによる遠隔操作 二次格納施設内 二次格納施設外 ＭＯ 専用ボンベ 電気信号 ・ × ・ ・ × 遮蔽壁 減速機 計装用圧縮 空気系より エクステンション AＯ ハンドル 駆動用の空気供給配管を変更した結 果，電磁弁に電気信号が印可できな くても，電磁弁ＯＵＴ側ポートから， 駆動空気をＡＯ弁に供給可能 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 32 4-8. フィルタベント（4/4） ■今後の審査 フィルタベント（地上式）への意図的な航空機衝突について ■審査会合での規制委員会の指摘 フィルタベント（地上式）は航空機衝突により機能を喪失することから，基準への適合 性について疑義 ■当社の考え方 フィルタベント（地上式）は残留熱除去系や補機冷却系と離れた配置で，航空機衝突で 同時に両方が損壊することはなく，衝突時に対処可能と説明するとともに，耐圧強化ベ ントによる代替性を改善する検討も実施予定 西（海側） 東（山側） 原子炉建屋 原子炉 格納容器 タービン建屋 残留熱除去系 補機冷却系 電動機 熱交換器 熱交換器 フィルタベント （地上式） 海水 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 33 4-9. コリウムシールド ■必要事項 溶融デブリが格納容器下部に落下した場合でも原子炉格納容器の健全性を維持 ■安全対策 格納容器下部への事前水張りと注水による溶融デブリ冷却で，コンクリート侵食量を壁面， 床面ともに約0.1m以下に抑制 溶融デブリが格納容器下部で水平方向に拡散し，サンプに流入することを防ぐため，コリウ ムシールドを設置 コリウムシールド （ジルコニア耐熱材） 原子炉本体基礎 HCWサンプ LCWサンプ コリウムシールド （ジルコニア耐熱材） 溶融デブリ サンプ コンクリート 約1.6m 約1.4m 約0.2m 原子炉本体基礎 格納容器下部配置図 格納容器バウンダリ（ライナ） 断面図 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 34 4-9. 事故時の技術的能力（1/4） ■事故の教訓 迅速・適確な意思決定が出来ず，発電所本部の情報共有と指揮命令系統が混乱 ■対応力強化の取り組み 緊急事態発生時に弾力性を持った組織的対応を行うために，米国で標準化された緊急 時対応体制である ICSの考え方を導入（次頁参照） 監督限界の設定（３～７人程度まで） 災害規模に応じて縮小・拡張可能な組織構造 決定権を現場指揮官に与える役割分担 従来の想定を大きく超える事故の対応手順を整備 ＜整備した手順の例＞ 電源喪失時の電源車等による電源供給や，原子炉， 使用済燃料プールへの代替注水手順の手引き など 発電所と本店の緊急時対策要員を増員 交替制も考慮し緊急時対策要員を増員(324名→約850名)（運転員を除く） 運転員を160名増員予定，55名増員済(205名→260名)（定員） 交代制を考慮し，本店緊急時対策要員を増強 (324名→約500名) 整備した手順書や緊急時対応の体制等の実効性を増すため，繰り返し訓練を実施し， 継続的に改善 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 35 4-9. 事故時の技術的能力（2/4） 緊急事態発生時に弾力性を持った組織的対応を行うために，米国で標準化された緊急時対 応体制である ICSの考え方を導入 ＜ＩＣＳ導入前＞ ・発電所本部長以下にフラットな機能班 ＜ＩＣＳ導入後＞ ・管理スパンの減少／階層化 ・機能毎にグルーピング／指揮命令系統の明確化 意思決定・指揮 発電所本部長 防災管理者 （発電所長） 原子炉主任技術者 5～7号 復旧統括 総務統括 資材班 総務班 現場対応 復旧班 各号機班 復旧班 情報収集 計画立案 各号機班 号計画班 7 技術スタッフ 1～4号 復旧統括 保安班 5 号計画班 1 4 ～ ～ 立地班 通報班 広報班 対外対応 計画・情報 統括 情報・基盤班 総務班 発電班 厚生班 医療班 資材班 警備誘導班 通報班 技術班 保安班 復旧班 情報班 広報班 対外対応 統括 安全監督担当 発電所本部長 防災管理者 （発電所長） ロジ リソース 管理 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 36 4-9. 事故時の技術的能力（3/4） 実効性を増すために，訓練を繰り返し実施 【総合防災訓練】 訓練条件を様々に変えながら，福島事故から33回の総合訓練を実施（平成26年11月末現在） ≪平成26年11月11日新潟県との合同訓練の状況≫ 情報共有 システム 発電所緊急時対策本部 オフサイトセンター 後方支援拠点立ち上げ 本店緊急時対策本部 自治体への派遣 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 37 4-9. 事故時の技術的能力（4/4） 【個別訓練】 発電所では総合訓練以外にも，緊急時に様々な状況（夜間や降雪時など）を想定した 訓練を，福島事故からこれまでに延べ約4600回実施（平成26年10月末現在） 主な訓練実績 津波等によるがれき除去訓練 ガスタービン発電機車の操作訓練 消防車関連 361回 電源車操作訓練 399回 ガスタービン発電機 車運転訓練 166回 瓦礫撤去車関連 1262回 代替熱交換器車関連 164回 電源車操作訓練 （平成26年10月末現在） 自衛消防隊の消火訓練 負傷者移送訓練 代替海水熱交換器設備の配備訓練 衛星通信車の操作訓練 冷却水取水用ホースの展開訓練 非常用弁操作用窒素ガスボンベの輸送訓練 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 福島事故に対する深い反省のもと，世界最高水 準の安全と技術を目指して安全対策を確実に実 施するとともに，今後も安全にかかわる新たな 知見の収集に努め，継続的に安全性の向上に努 めてまいります 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社 （参考）柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の主要仕様 営業運転開始年月 原子炉型式 格納容器型式 定格熱出力 燃料集合体数 制御棒本数 原子炉圧力容器 原子炉格納容器 使用済燃料貯蔵能力 制御棒駆動設備 ほう酸水注入系 高圧炉心注水系 自動減圧系 低圧注水系 原子炉隔離時冷却系 非常用ディーゼル発電機 39 平成８年１１月（６号炉）／平成９年７月（７号炉） 改良型沸騰水型軽水炉（ＡＢＷＲ） 鉄筋コンクリート製格納容器（ＲＣＣＶ） ３，９２６ＭＷ ８７２体 ２０５本 全高（内のり） 約２１ｍ 胴部内径 約７．１ｍ 全 高 約３６ｍ 内 径 約２９ｍ 全炉心燃料の約３９０％相当分 個 数 ２０５（制御棒駆動機構） １０３（水圧制御ユニット） ポンプ台数 ２（うち１台は予備） ポンプ容量 約１１ｍ３／ｈ／台 ポンプ台数 ２ ポンプ容量 約１８０ｍ３／ｈ／台～約７３０ｍ３／ｈ／台 弁 個 数 ８（主蒸気系の逃がし安全弁と共用） 弁 容 量 約３８０ｔ／ｈ／個（７．９３ＭＰａにおいて） ポンプ台数 ３ ポンプ容量 約９５０ｍ３／ｈ／台 ポンプ台数 １ ポンプ容量 約１８０ｍ３／ｈ 台 数 ３ 無断複製・転載禁止 東京電力株式会社
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