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東北地方太平洋沖地震による当社原子力発電所への影響について

東北地方太平洋沖地震による当社原子力発電所への影響について
【午後３時現在】

平成25年７月５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、10^１Bq/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1.5×10^０Bq/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1.8×10^８Bq、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４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
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：6.6×10⁴ Bq/cm^３）。
希釈作業実績：６月19日約24ｍ^３、６月20日約16ｍ^３の淡水化装置（RO）処理水を注水。６月21日約40ｍ^３仮設タンクへ移送。６月26日約40ｍ^３の淡水化装置（RO）処理水を注水。６月27日約33ｍ^３仮設タンクへ移送。６月28日約40ｍ^３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40ｍ^３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４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）についてサンプリングを実施。分析結果については、前回（７月３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。

※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、１，２号機間の観測孔において、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）
　　今後も引き続き採取分析を行い、監視強化を実施。
７月４日に採取した地下水観測孔No.１～３の水について、ガンマ核種、全ベータの分析を実施。分析の結果、前回（No.１、２：７月１日、No.３:６月26日採取）と比較して大きな変動は確認されていない。
７月１日に採取した地下水観測孔No.１、No.１-１、No.２の水について、トリチウムの分析を実施。分析の結果、No.１、No．１－１、No.２は前回（No.１、１-１:６月28日、No.２：６月26日採取）と比較して大きな変動は確認されていない。

※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2.5ｍ^３／ｈ、炉心スプレイ系が約2.0ｍ^３／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2.0ｍ^３／ｈ、炉心スプレイ系が約3.5ｍ^３／ｈ。現場に異常がないことを確認。
７月４日午前11時45分、ＣＳＴ炉注水ラインに接続されているタービン建屋内炉注水ラインの弁について、本来閉まっているべきところ、開状態になっており、炉心スプレイ系に流れるべき水の一部が給水系に流れていることを確認。なお、炉心スプレイ系と給水系の合計の注水量（約5.5m^３/h）に変化はなく、必要な原子炉注水量（4.0m^３/h）は満足しており、各パラメータに有意な変動は確認されていない。同日、午後５時56分から午後６時52分にタービン建屋内炉注水ラインで開状態にあった弁の閉操作、炉注水量の調整を実施。弁の閉操作実施後の炉注水量は給水系が約2.0ｍ^３／ｈ、炉心スプレイ系が約3.5ｍ^３／ｈ。その後、７月５日午前９時36分から午前11時13分、ＣＳＴ炉注水系による実炉注入の再確認を実施。現場の炉注水流量は、給水系が約2.0ｍ^３／ｈ、炉心スプレイ系が約3.5ｍ^３／ｈ。現場に異常がないことを確認。
なお、２号機炉注水におけるタービン建屋内炉注水ライン弁開状態の事象の対応として、１～３号機炉注水ラインの弁開閉状態確認を行い、異常の無いことを確認。
３号機：
高台炉注水系からＣＳＴ炉注水系への切替操作は７月４日午前10時13分から午前11時01分。ＣＳＴ炉注水系による実炉注入確認は同日午前11時７分から午後２時50分。現場の炉注水流量は、給水系が約2.0ｍ^３／ｈ、炉心スプレイ系が約3.5ｍ^３／ｈ。現場に異常がないことを確認。
以上より、予定していた系統試験は全て終了。本試験の終了に伴い、実炉注水確認開始時に適用していた保安規定第１３６条第１項については、７月２日午前10時７分～７月５日午後１時20分の期間に適用し、７月５日解除。これにより、１～３号機炉注水はＣＳＴ炉注水系による運用となる。

※７月５日午前５時33分から午前５時35分、３号機原子炉への注水量の変動が確認されたため、給水系からの注水量を約2.4ｍ^３／ｈから約2.0ｍ^３／ｈに調整（炉心スプレイ系からの注水量は約3.5ｍ^３／ｈのまま）。

※７月４日午後１時５分頃、６号機北側の雑固体廃棄物焼却建屋の建設エリアにおいて、25ｔクレーン車から油が漏えいしていることを協力企業作業員が発見。漏えいは養生鉄板上に約１ｍ×約１ｍの範囲で継続しており、吸着マットにて処置。なお、同日午後１時19分、富岡消防署に連絡。その後、午後１時38分頃、当社社員が現場に到着し、午後１時43分頃、漏えい範囲が約２ｍ×約１ｍ、厚さ約１ｍｍであることを確認。現在、約10秒に１滴程度の滴下になっており、バケツで受けている状況。なお、消防署からは当該油漏れについては、危険物の漏えい事象と判断された。

※７月５日午前３時45分頃、５号機中央操作室（以下、中操）において、中操内の巡視を行っていた当直員（当社社員）が、２台ある非常用ディーゼル発電機（以下、Ｄ／Ｇ）のうち、（Ｂ）号機の待機不全ランプ（Ｄ／Ｇが待機状態に無いことを示すランプ）が点灯していることを確認。なお、もう１台のＤ/Ｇ（Ａ）は待機状態であることを確認。その後、調査を行ったところ、午前５時59分にＤ/Ｇ本体に取り付けられている燃料ハンドル（Ｄ/Ｇへの燃料供給をしゃ断する装置）の位置を検出する回路が誤動作し、待機不全ランプが点灯したことが判明。現在、当該の位置検出回路を除外したことにより、待機不全ランプは消灯しており、燃料ハンドルの位置は正常であることを確認。

※７月４日、３号機原子炉格納容器ガス管理システムのチャコールフィルタ・粒子状フィルタのサンプリングを実施。

※７月４日、３号機原子炉建屋上部において、ダストサンプリングを実施。

以　上

添付資料