平成25年７月3日
東京電力株式会社

　平成23年３月11日に発生いたしました三陸沖を震源とする東北地方太平洋沖地震により、当社の原子力発電所をはじめとした設備等が大きな被害を受けるなかで、立地地域の皆さまをはじめ、広く社会の皆さまに大変なご心配とご迷惑をおかけしておりますことに対し、心よりお詫び申しあげます。
　福島第一原子力発電所の事故に関し、同年４月17日、事故の収束に向けた道筋を取りまとめ、７月19日に、ステップ１の目標「放射線量が着実に減少傾向となっていること」を達成いたしました。その後、12月16日に、ステップ２の目標「放射性物質の放出が管理され、放射線量が大幅に抑えられていること」の達成を確認いたしました。
　また、同年12月21日に、福島第一原子力発電所１～４号機の廃止措置等に向けた中長期ロードマップを取りまとめました。
　プラントの安定状態の維持に取り組むとともに、１～４号機の廃止措置に向けて必要な措置を中長期にわたって進めていくことにより、避難されている方々のご帰宅の実現および国民の皆さまが安心して生活いただけるよう、引き続き全力で取り組んでまいります。

　当社福島第一原子力発電所への主な影響について、以下の通りお知らせいたします。

※下線部が新規事項

【福島第一原子力発電所】
　１～４号機 廃止（平成24年４月19日）
　５、６号機 地震発生前より定期検査中

※４月３日、発電所構内に設置した地下貯水槽No.２において、貯水槽の内側に設置された防水シート（地下貯水槽は三重シート構造となっている）の貯水槽の一番外側のシート（ベントナイトシート）と地盤の間に溜まっていた水を分析した結果、10¹Bq/cm³オーダーの放射能を検出。そのため、４月５日、一番外側のシート（ベントナイトシート）と内側のシート（二重遮水シート）の間に溜まっている水の分析を行ったところ、放射能を検出。検出された全β放射能濃度は、約5.9×10³Bq/cm³。なお、付近に排水溝がないことから、海への流出の可能性はないと考えている。
４月６日午前５時10分、サンプリングの結果より、実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第19条の17の十号を準用できる事態であり、漏えいにあたると判断。
本件については、漏えい量が約120m³、全γ放射能濃度が約1.5×10⁰Bq/cm³、全β放射能濃度が約5.9×10³Bq/cm³であったことから、漏えいしたγ線放射能量が約1.8×10⁸Bq、β線放射能量が約7.1×10¹¹Bqと推定しているが、詳細については調査を行っているところ。
４月７日、地下貯水槽No.３の水位について監視強化を行うとともに、漏えい箇所を調査するため、地下貯水槽No.３のドレン孔水（南西側）および漏えい検知孔水（南西側）についてサンプリングを実施。サンプリングの結果、地下貯水槽No.３の漏えい検知孔水およびドレン孔水において、全β核種が検出されたことから、地下貯水槽No.３の水位低下はないものの、同日午前８時53分に一番外側のシート（ベントナイトシート）から外部へわずかな漏えいのおそれがあるものと判断。
４月９日午前中にサンプリングした地下貯水槽No.１ドレン孔水（２箇所）および地下貯水槽No.１漏えい検知孔水（２箇所）の分析の結果、漏えい検知孔水（北東側）の塩素濃度が前日（４月８日）の分析結果4ppmから910ppmに上昇。同日午後０時47分、仮設ポンプによる地下貯水槽No.２から地下貯水槽No.１への移送を停止。漏えい箇所の調査のため地下貯水槽No.１漏えい検知孔水においてサンプリングを行った結果、全β核種が検出されたことから、地下貯水槽No.１の水位低下はないこと、また、地下貯水槽No.１ドレン孔水の分析結果は確認できていないものの、内側のシート（二重遮水シート）から一番外側のシート（ベントナイトシート）へわずかな漏えいのおそれがあるものと判断。
４月10日、地下貯水槽No.２漏えい検知孔（北東側）貫通部の目視確認のため、貫通部を覆っている覆土の撤去作業を実施。今後、引き続き遮水シート、砕石等の撤去作業を継続する予定。さらに、地下貯水槽周辺の汚染状況の確認および海側への汚染拡大の有無等を確認するためのボーリング調査については、掘削作業を開始。こちらについても、今後、継続して作業を実施する予定。地下貯水槽No.３からNo.６への移送について、同日午後２時から移送を開始したが、同日午後２時３分に移送ポンプ出口配管の接続部（フランジ部）より漏えいが確認されたことから、同時刻に移送ポンプを停止。原因調査のため当該配管フランジ部を分解し、当該フランジ接合部の不良（フランジ面間、間隙の不均一）が原因と判明したため、ガスケットを交換のうえ、フランジ部を復旧。他のフランジ部についても面間の測定およびフランジボルトの締めつけ状況を確認し問題がないことから、４月12日午後９時56分に移送を開始。また、漏えい水が滴下して染みこんだと思われる貯水槽上部覆土の除去作業について、さらに掘削を実施（合計掘削深さ30～60cm）。除去後の覆土のサーベイ結果については、地表面最大で0.05mSv/h（β＋γ）。地下貯水槽No.３からNo.６への移送について、移送計画量を満足したことから、４月14日午後３時６分、移送を停止。
４月12日、地下貯水槽No.１～７のドレン孔水（14箇所）および地下貯水槽No.１～４、６の漏えい検知孔水（10箇所のうち２箇所は試料採取不可）についてサンプリングを実施。サンプリングの結果、４月10日から12日に実施した地下貯水槽No.１ドレン孔（北東側）の全β放射能濃度に上昇傾向を確認したことから、一番外側のシート（ベントナイトシート）から外部へ微量な漏えいがあるものと判断。なお、付近に排水溝がないことから、海への流出の可能性はないと考えている。
４月19日、地下貯水槽No.1に貯留されている水をろ過水タンクへ移送するための準備として、ろ過水タンクNo.1およびNo.2が接続されているバッファタンクへの移送ラインから、ろ過水タンクNo.1を切り離す作業を実施。
＜拡散防止対策＞
７月２日、地下貯水槽No.１～３の漏えい検知孔内に漏えいした水をノッチタンクへ、地下貯水槽No.２のドレン孔に漏えいした水を当該地下貯水槽内へ移送する処置を実施。
その他、６月19日、地下貯水槽No.１検知孔水（北東側）の全ベータ放射能濃度の低下が緩やかであることから、地下貯水槽No.１に淡水化装置（RO）処理水（全ベータ放射能濃度：約１×10¹Bq/cm³）を移送し希釈する処置を開始（地下貯水槽No.１内残水の全ベータ放射能濃度：6.6×10⁴Bq/cm³）。
希釈作業実績：６月19日 約24m³、６月20日 約16m³の淡水化装置（RO）処理水を注水。６月21日 約40m³仮設タンクへ移送。６月26日 約40m³の淡水化装置（RO）処理水を注水。６月27日 約33m³仮設タンクへ移送。６月28日 約40m³の淡水化装置（RO）処理水を注水。７月１日 約40ｍ3仮設タンクへ移送。７月２日 約40ｍ3の淡水化装置（ＲＯ）処理水を注水。
６月27日、地下貯水槽No.２検知孔水（北東側）の全ベータ放射能濃度の低下が緩やかであることから、地下貯水槽No.２にろ過水を移送し希釈する処置を実施。
希釈作業実績：６月27日 約40m³のろ過水を注水。７月２日 約40ｍ3仮設タンクへ移送。
＜サンプリング実績＞
７月２日、地下貯水槽No.１～７のドレン孔水（14箇所）、地下貯水槽No.１～４，６の漏えい検知孔水（10箇所のうち２箇所は試料採取不可）、地下貯水槽観測孔（22箇所）、地下水バイパス調査孔ａ～ｃ(３箇所のうち１箇所は試料採取不可)、地下水バイパス揚水井No.１～４、海側観測孔(1)～(4)についてサンプリングを実施。分析結果については、前回（地下水バイパス調査孔ａ～ｃ、地下水バイパス揚水井No.１～４、海側観測孔(1)～(4)：６月25日、その他：７月１日）実施したサンプリングの分析結果と比較して大きな変動は確認されていない。また、６月24日から25日にかけて採取した、地下水バイパス〔調査孔ａ～ｃ（３箇所のうち１箇所は試料採取不可）、揚水井No.１～４〕および海側観測孔(1)～(8)の水についてトリチウムの分析を実施した結果、前回（海側観測孔(5)～(8)：６月17日、その他：６月18日）の分析結果と比較して大きな変動は確認されていない。

※７月２日午前９時37分、４号機使用済燃料プール二次系の循環水に不凍液の添加作業を行うため、使用済燃料プールの冷却を停止。同日午後５時20分、作業が終わったことから使用済燃料プールの冷却を再開（約31℃から約33℃へ上昇）。その後、プール水温度が低下しないことが確認されたことから、再度、二次系の運転状況を確認したところ、使用済燃料プール代替冷却一次系熱交換器（Ｂ）へ通水すべきところ、一次系熱交換機（Ａ）に通水していたことが判明。同日午後７時11分、一次系熱交換器（Ｂ）への通水に切り替え実施。なお、プール水温度は同日午後７時９分時点で、午後５時20分時点と変わらず約33℃であり、運転上の制限値65℃に対して余裕があり、使用済燃料プール水温管理上問題ない。

※６月26日午後２時、３号機タービン建屋地下から集中廃棄物処理施設（雑固体廃棄物減容処理建屋［高温焼却炉建屋］）へ溜まり水の移送を開始。７月３日、午前９時49分、移送を停止。

※７月３日午前10時22分、３号機タービン建屋地下から集中廃棄物処理施設（プロセス主建屋）へ溜まり水の移送を開始。

※７月３日午前10時、６号機タービン建屋地下から仮設タンクへの溜まり水の移送を開始。同日午後３時、移送を停止。

※７月２日～７月４日、１号機～３号機の原子炉注水系信頼性向上対策として、復水貯蔵タンク（以下、ＣＳＴ）炉注水系の設置工事を実施し、系統試験が終了したことから、１号機から順次、高台炉注水系からＣＳＴ炉注水系へ切替えつつ、ＣＳＴ炉注水系による実炉注水を実施。
ＣＳＴ炉注水系は、運用開始宣言後に保安規定第１３８条（原子炉注水系）の原子炉注水系となるため、実炉注水確認時及び高台炉注水系からのＣＳＴ炉注水系への切替え時は、保安規定第１３６条第１項（保全作業を実施するため計画的に運転上の制限外へ移行）を適用。操作実績は、以下の通り。
１号機：
高台炉注水系からＣＳＴ炉注水系への切替操作は７月２日午前10時７分から午前11時57分。ＣＳＴ炉注水系による実炉注入確認は同日午後０時３分から午後３時13分。現場の炉注水流量は、給水系が約2.5m³／ｈ、炉心スプレイ系が約2.0m³／ｈ。現場に異常がないことを確認。
２号機：
高台炉注水系からＣＳＴ炉注水系への切替操作は７月３日午前10時44分から午前11時38分。ＣＳＴ炉注水系による実炉注入確認は同日午前11時40分から午後２時10分。現場の炉注水流量は、給水系が約2.0m³／ｈ、炉心スプレイ系が約3.5m³／ｈ。現場に異常がないことを確認。

※１号機原子炉格納容器および原子炉圧力容器への窒素ガス封入について、２号機および３号機と同様に原子炉圧力容器封入ラインのみによる封入とした場合の各種パラメータに与える影響を把握するため、６月26日午前９時51分、原子炉圧力容器への窒素封入量を約24m³/hから約30 m³/hへ、原子炉格納容器への窒素封入量を約12 m³/h^＊から約６ m³/hへ変更。７月３日午前10時18分、原子炉格納容器への窒素封入量を約６m³/hから約０ m³/hへ、原子炉格納容器ガス管理システム排気流量を約27.3m³/hから約21.4 m³/hへ変更。
＊流量変更時の計器指示値は約11.7 m³/h

※１～４号機タービン建屋東側に観測孔を設置し地下水を採取、分析しており、６月19日、地下水観測孔No.１において、トリチウムおよびストロンチウムが高い値で検出されたことを公表。
・トリチウム：4.6～5.0×10⁵Bq/L（採取日：５月24日、５月31日、６月７日）
・ストロンチウム-90：8.9×10²～1×10³Bq/L（採取日：５月24日、５月31日）
今後も引き続き採取分析を行い、監視強化を実施。

７月１日に採取した地下水観測孔No.１、地下水観測孔No.1-1（地下水観測孔No.１の東側（海側））、地下水観測孔No.２の水について、ガンマ核種および全ベータの測定を実施。
地下水観測孔No.1-1のガンマ核種の測定結果は、前回（６月28日）とほぼ同等の値だったが、全ベータは、3,000 Bq/Lに対して4,300 Bq/Lとなっている。

以　上

添付資料

• 過去の実績（平成24年１月１日以降）（PDF 842KB）

参考資料（最終更新日時：平成24年４月７日午後３時）

• 過去の実績（平成23年３月11日～12月31日）（PDF 523KB）

※上記資料の最新版は、【「東北地方太平洋沖地震による影響などについて」実績ファイル】ページをご覧ください。