平成25年７月25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

※６月15日午後11時頃、多核種除去設備Ａ系（水処理設備で処理した廃液を用いた試験運転）のバッチ処理タンク（２Ａ）において、当社社員が結露状況を確認した際に、当該タンク下の漏えい水受けパン内に、変色（茶色）した水の滴下跡があることを発見。水の滴下跡は、当該タンクの漏えい水受けパン内にあるため、当該設備より外部への漏えいの可能性はない。
多核種除去設備Ａ系を６月16日午後６時17分より停止操作を開始し、同日午後11時20分に停止。
スミアろ紙による表面汚染測定および線量率測定の結果、当該タンク表面の溶接線近傍および水受けパンの変色していた部分の値は、変色していない部分より高いことから、当該タンク内の濃縮塩水がタンク溶接部から漏えいしている可能性が考えられるものと判断。
６月18日、当該タンクの水抜きを行ったうえで、タンク下部の外面調査における浸透探傷検査の結果、変色が確認された溶接線に２箇所の微小孔（ピンホール）を確認。
６月20日、バッチ処理タンク（２Ａ）と同様の構造のバッチ処理タンク（１Ａ）について、変色滴下水の跡は見られなかったものの、浸透探傷検査を実施した結果、タンク表面の１箇所に液体のにじみがあることを確認。２Ａタンク同様タンク内表面にわずかに残存した液体が浸み出てきたものと推定しており、１Ａタンクにも２Ａタンクと同様のピンホールがあるものと判断。
バッチ処理タンクのすき間腐食を拡大させた要因は、海水由来の塩化物イオンが存在していることに加え、次亜塩素酸や塩化第二鉄の注入によって腐食が加速される液性であったこと、また、付着したスケール等がすき間環境を形成していたものと評価。再発防止対策として、当該欠陥部の補修を行った後、バッチ処理タンク内面が腐食環境にさらされないようにゴムライニングを施工する。また、多核種除去設備Ａ系のその他の機器について腐食状況を調査したところ、一部の前処理設備のフランジ面に腐食を確認。本事象の原因は、バッチ処理タンクで注入された薬液の影響が残存していること等と推定。また、前処理設備の一部に限定されるが、次亜塩素酸が徐々に分解され、残留塩素濃度が低下したこと、また、共沈タンクでアルカリ液性となること等を原因として推定。再発防止対策として、フランジとガスケットの間に犠牲電極を挟む対策を行うとともに、今後、信頼性を高めるために全面ライニング配管への取替を検討。なお、多核種除去設備（Ｂ系、Ｃ系）についても、同様に再発防止対策を行っていく。

※５月23日午後３時10分頃、６号機使用済燃料プールにおいて、使用済燃料ラック点検を行っていたところ、当社社員が当該ラック点検記録ビデオの確認中に、使用済燃料プール東側底部に異物（アイナット^*のようなもの）を発見。５月28日午後４時50分、当該異物（アイナット１個）を回収。使用済燃料プール冷却浄化系運転状態、使用済燃料プール温度、水位に異常はない。
６月12日、異物（板らしきもの）を発見。７月10日、当該異物（下げ札２枚）を回収。なお、当該異物及び５月28日に回収したアイナット１個については、使用済燃料や設備に影響を及ぼすものではない。また、当該点検において、テープ片、チューブ片や剥離片などの設備や使用済燃料の健全性に影響を及ぼさないゴミくず類が発見されており、全て回収している。
＊重量のある機械をクレーンでつり上げる際、ワイヤー等を接続する環状の金具

※７月25日、６号機の非常用ディーゼル発電機Ａのロジック確認試験（自動起動試験）として、６号機６．９kVメタクラ（電源盤）Ｃを停止したところ、午前10時16分頃に原子炉を冷却していた残留熱除去系Ｂ系が停止。状況については、以下のとおり。
・原子炉建屋空調が停止し、非常用ガス処理系が起動。（原子炉建屋の負圧は維持）
・使用済燃料プール冷却系は、運転継続中。
・午前10時43分現在の原子炉水温は２７．１℃で、冷却停止時の炉水温度上昇率は１時間当たり約１℃と想定。
その後、午後０時６分に残留熱除去系Ｂ系を再起動し、原子炉の冷却を再開。
再起動後の運転状態は異常なし。なお、午後０時現在の原子炉水温は２７．６℃であり、運転上の制限値100℃に対して十分低い状況。
その後、原子炉建屋空調を午後０時22分に起動したことから、非常用ガス処理系Ａ系を午後０時32分に、非常用ガス処理系Ｂ系を午後０時34分に停止。なお、原子炉建屋空調については、再起動後の運転状態は異常なし。午後１時現在の原子炉水温は２８．０℃であり、安定している。引き続き、残留熱除去系Ｂ系停止の原因調査を行う。

※７月25日午後２時18分、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１日、地下貯水槽の汚染水は全て移送を終了しているが、拡散防止対策およびサンプリングは継続実施中。

＜拡散防止対策＞
６月19日より、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にろ過水または淡水化装置（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）。
最新の希釈作業実績：７月23日、約70m³仮設タンクへ移送。

６月27日より、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にろ過水または淡水化装置（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実施。
最新の希釈作業実績：７月23日、約60m³のろ過水を注水。

７月24日より、地下貯水槽 No.３検知孔水（南西側）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.３にろ過水または淡水化装置（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実施。
最新の希釈作業実績：７月24日、約40m³の淡水化処理水を注水。

７月24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仮設地上タンクへ、地下貯水槽No.１，２のドレン孔内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。

＜サンプリング実績＞
７月24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23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。７月17日に採取した地下貯水槽No. １～４，６のドレン孔水及び漏えい検知孔水についてトリチウムの分析を実施。分析結果については、前回（７月10日採取）の値と比較して大きな変動はなし。

※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し監視強化中。

※７月23日に採取した地下水観測孔No.3-1の水のトリチウムの測定を実施。今回新たに掘削した地下水観測孔No.3-1採取水のトリチウム測定結果は290Bq/Lであり、近傍にある地下水観測孔No.3（７月18日採取分：1,700Bq/L）と比較して低い値であった。また、7月21日に採取した港湾内海水（１～４号機取水口内北側海水、１・２号機取水口間海水（表層・下層）のトリチウム、および同箇所で７月23日に採取したガンマ核種および全ベータの測定を実施。分析結果については、前回と比較して大きな変動は確認されていない。

以　上

添付資料

• 過去の実績（平成24年１月１日以降）（PDF 858KB）

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。