2019年8月29日（木）

今日のお仕事

福島第一原子力発電所の状況について（日報）

プラント関連パラメータ（PDF）　午前11時時点

1号機格納容器内部調査の準備作業（2月28日参照）のため、格納容器ガス管理システム排気流量を増やして格納容器圧力を下げている（4月25日、6月27日、7月25日参照）。今日11:00の格納容器ガス管理システム排気流量は20.9m³、格納容器圧力は0.68kPa（gage）。お盆期間に入るので、9日から排気流量を下げて元の格納容器圧力に戻していると思われ。

2号機使用済燃料プール代替循環冷却装置、計装品他点検にともない、19日より運転を停止中。30日20:00に運転再開予定。停止時のプール水温は35.3℃。16日参照。

3号機使用済燃料プール代替循環冷却装置、一次系ポンプ（B）の点検にともない昨日28日より運転を停止中。運転再開は9月9日18:00の予定。停止時のプール水温は32.0℃。27日参照。

地下水バイパス、10:08に一時貯留タンクGr1から排水を開始。
（以下、30日の日報より）16:38に排水を停止。排水量は1796m³。

サブドレン他水処理施設、10:49-13:53に一時貯水タンクBから排水を実施。排水量は456m³。

その他

1/2号機排気筒解体作業、直近の切断に使用する解体装置でケーブル接続部の点検（27日参照）を今日までに完了し、明日より作業再開の予定。

地下水バイパス一時貯留タンクの貯留水の評価結果。
地下水バイパス揚水井の汲み上げにおける一時貯留タンクに対する評価結果について（その１） （78.3KB）（PDF）
2015年11月12-16日と2019年7月18日-8月22日採取分のデータで評価を実施。結果は、運用目標を超えず。
地下水バイパス揚水井の汲み上げにおける一時貯留タンクに対する評価結果について（その２） （78.4KB）（PDF）
26日のデータを追加して評価を実施。結果は、運用目標を超えず。
揚水井No.10でトリチウム濃度が運用目標をこえているため実施中。

サブドレン他水処理施設、一時貯水タンクC（25日採取）と集水タンクNo.2（23日採取）の分析結果。
サブドレン・地下水ドレン浄化水分析結果（PDF）
一時貯水タンクの分析結果は東電、第三者機関のいずれも運用目標を超えず。トリチウム濃度は東電が960Bq/L、第三者機関が1100Bq/L。明日30日に排水の予定。

今日、廃炉・汚染水対策チーム会合 第69回事務局会議があり中長期ロードマップの進捗について報告した。その際の資料。
【資料1】プラントの状況（PDF 4.95MB）
【資料2】中長期ロードマップの進捗状況（概要版）（PDF 6.89MB）
【資料3-1】汚染水対策（PDF 14.3MB）
サイトバンカ建屋地下水流入対策（通しで3頁）。
2号機排水配管トレンチ建屋接続部におけるたまり水移送作業完了（17頁）。6月18日、8月2日参照。水移送は6月19日-8月2日に実施。約115m³を移送した。トレンチの充填閉塞は7月16日-8月22日に実施、立坑を含み充填が完了した。
タンク建設進捗（20頁）。
サブドレン他水処理施設の運用状況（28頁）。運転状況（30頁）：5月30日よりL値T.P. 550mm、至近1カ月の平均くみ上げ量約521m³/日。排水実績（31頁）：8月26日までに1063回排水。1/2号機排気塔周辺トリチウムの濃度上昇への対応（32頁）。
建屋周辺の地下水位、汚染水発生の状況（34頁）。建屋周辺の地下水位の状況（36頁）。サブドレン・護岸エリアのくみ上げ量推移（37頁）。汚染水発生量推移（38頁）。凍土遮水壁の状況（39頁）。
H4・H6タンクエリアモニタリング（52頁）。H4エリア周辺（53頁）。地下水バイパス調査孔・揚水井（56頁）。排水路（58頁）。海水（59頁）。
増設多核種除去設備排水サンプ1シンク下流からの漏えい（61頁）。7月29日の件。漏えい箇所は、排水サンプ1シンク出口弁下流のステンレス製フレキシブル配管（63頁に系統図）。漏えい発生当時、排水サンプ1シンク出口弁は閉、A系クロスフローフィルター洗浄作業のエアブローにより下流側の排水サンプ1を介して当該ラインに圧力がかかっていた。また、シンクから当該配管への水の流入はなかった（出口弁が閉）ことから、もともと損傷していたフレキブル配管から残水が漏えいしたものと推定。暫定処置として、漏えいしたフレキシブル配管を取り外し、閉止フランジを取り付け、サンプ1シンクの使用を禁止する処置をして復旧した。漏えいの原因はフレキシブル配管の腐食と推定しており、今後、同様の腐食が懸念される配管を含めて交換を実施する予定。
【資料3-2】使用済燃料プール対策（PDF 10.4MB）
1号機R/B使用済燃料プール内干渉物調査（4頁）。7月25日参照。南側崩落屋根撤去作業に先立ちプールに養生を実施する予定。事前に養生設置に支障となる干渉物のないことを確認するために調査を実施。調査は2段階（調査1：プール水の透明度を確認、調査2：調査1の結果を踏まえてプール上層部の干渉物を確認する）。調査1は8月2日に実施、ガレキ撤去作業の監視に使用する長尺ポールの先端に水中カメラを吊り下げ、プールの北東コーナーの水深約50cmに投入した（6頁）。水平方向は、カメラから4m程度にある水没ケーブルと7m先のチャンネル着脱器を確認。斜め下方向では、水面より7m程度下の燃料ラック上面にがれきが堆積しているのを確認した（7頁に写真あり）。これらのことより、照明等の環境を整えることで7m程度の視界があることを確認した。調査2では、東作業床上のオーシャンクレーンを伸⻑してプール北側に⽔中カメラ（パン・チルト・ズーム機能付）を投⼊し、プール上層部全域を調査する（8頁）。9月に実施予定（16頁）。
1号機R/Bウェルプラグ調査（9頁）。6月27日、7月11日、7月25日参照。7月17日-8月26日に実施。ウェルプラグ中段中央全面および中段東の南側に遠隔操作ロボットを投入し、カメラ撮影、線量率測定、3D計測、スミア採取を実施。また、中段プラグから調査機器を吊り降ろして下段プラグについても調査を実施。カメラ撮影（速報）では、プラグの位置関係などを確認（10、11頁）。原子炉ウェルの内側に張ってあるステンレス製のライナーが一部剥がれているのを確認（12頁左写真）。ウェル下部のPCVまわりにたまり水および水紋を確認（12頁右上写真。たまり水の水面はPCVフランジ面よりも低く、雨水等が流入したものと推定。水紋は、ロボットの動作にともなう小ガレキの落下、あるいは、気泡（PCV内部で発生したものではない）の発生と推定）。ライナー剥がれおよびたまり水の位置については12頁中央下図を参照。線量率調査の結果（速報、測定値は9月26日に公表された）、中段プラグでは周辺よりも中央付近の線量が高い傾向を確認（14頁。床面から20mm高さが最高で約1970mSv/h、床面から240mm高さでは最高で約1510mSv/h）。中段プラグから吊り下げた線量計による測定では、下に下がるほど線量が高くなり、最高で約1100Sv/h（15頁）。採取したスミア試料を分析した結果を合わせて、放射線源の場所、内容について検討していく。これらの結果を踏まえて、プラグの扱いについて検討を進める。
1号機使用済燃料プール周辺小ガレキ撤去作業の進捗（17頁）。20日撮影の写真あり。
2号機R/Bオペフロ内残置物移動片付け（20頁）。2号機R/B使⽤済燃料プールからの燃料取出しに向け、燃料取扱設備の設置等に⼲渉となる残置物等の移動・⽚付けを実施中。これまでに1回目と2回目を終了。9月より3回目を実施予定。スケジュールは23頁。片付けた残置物はコンテナに詰める。1、2回目で使用したコンテナは1.7m×0.9m×1mの大きさで、各回で10個づつ使用。3回目では大物を片付けるために大きいコンテナ（2.1m×2.1m×1.5m）を20個用意する（1、2回目と同じ大きさのコンテナも30個追加）。
2号機R/Bオペフロ内残置物移動片付け（2回目）の実施状況報告（21頁）。4月4日参照。4月8日-8月21日に実施。オペフロ内残置物移動・⽚付け及び床⾯の清掃を実施。また、残置物移動・⽚付の3回⽬でコンテナ詰めを⾏う予定の残置物について整理を⾏い、オペフロ内に仮置きした。
2号機R/Bオペフロ内残置物移動片付け（3回目）計画（22頁）。3回目は、燃料取扱設備設置時に⼲渉となる残置物（主に⼤物）の⽚付け、および、オペフロ内に仮置きした残置物やコンテナの個体廃棄物貯蔵庫への運搬・貯蔵を実施予定。使用する機材は、1、2回目で使用したPackbot、Kobra、BROKK100D、BROKK400DにZX135を追加。ZX135は日立建機の油圧ショベルらしい。写真を見ると、アーム先端のショベルをアイアンフォーク（フォーククロー？どっちが正しいの）に交換している。今までこれ出てきたかなぁ。
3号機燃料取扱設備点検結果および今後の対応（24頁）。7月24日より燃料取扱設備（クレーン、燃料取扱機（FHM）など）の設備点検（通常点検と振り返り点検）を実施。また、7月17日のFHMからの作動流体漏えいを踏まえて、追加点検を実施することとした（25頁）。その結果、全部で7件の不具合箇所を確認（26頁）。これらの不具合箇所の補修および取替え等は9月初旬までに完了見込みで、燃料取出し作業の再開は9月上旬の予定。スケジュールは31頁（次回の点検は2020年1月（工程調整中）からの共用プール・燃料取扱設備点検）。ガレキ撤去の進捗（30頁）。
点検で確認された不具合箇所（27頁）。燃料取扱機からの作動流体漏えい（下記参照）、クレーンからの作動流体漏えい（下記参照）、蓋締付装置のボルト折損（37頁）、蓋締付装置バルブボックスへの浸⽔（38頁）、燃料取扱機ロードセル異常警報発⽣（39頁）、テンシルトラスホイスト5⽤コネクタ損傷（40頁）、燃料取扱機マスト上限検知⽤LS取付ボルト破断（41頁）、マニピュレータ⽤⽔圧ホースのひび割れ（42頁）、テンシルトラス旋回不良（43頁）。
3号機燃料取扱機からの作動流体漏えい（28頁）。7月17日の件、18日参照。破損の確認された継手部について、疲労破壊に特徴的なラチェット状の段差を確認しており（7月25日参照。34頁に写真）、ホースの復元⼒等の荷重が当該部にかかっていたこと、運転時の変動荷重が繰り返し発⽣したこと等から、疲労によりき裂が発⽣・進展し、破損に⾄ったと推定（29頁）。対策として、当該部品の取替を⾏い、サポートを追設する（29日予定）、予備品を準備、類似箇所（5カ所）は浸透探傷試験を実施して以上ないことを確認済みで、あわせてサポートの追設を行う（9月1日予定）。
3号機クレーンからの作動流体漏えい（36頁）。7月21日の件、22日参照。分解点検の結果、分解時にゆるみを確認。外観目視点検では異常なく、ゆるみによる漏えいと推定。対策として、当該接続部にゆるみ防止剤を塗布して再施工、合いマーク施工を実施、類似箇所についてゆるみのないことを確認。
使用済燃料等の保管状況（58頁）。
1号機飛散防止剤散布実績と予定（62頁）。
3号機オペフロ連続ダストモニター計測値（63頁）。
【資料3-3】燃料デブリ取り出し準備(PDF 2.88MB）
1号機格納容器内部調査アクセスルート構築作業（通しで3頁）。内扉穿孔作業においてX-2ペネでのAWJ作業で仮設ダストモニターの測定値が想定以上に上昇したことから作業を中断している（6月10、27日、7月25日参照）。ダスト上昇の状況についてデータを得るために、短時間の作業を7月31日-8月2日に実施した（7月25日参照）。結果は10-12頁。AWJの高圧水が内扉の中にある構造物に当たってダストが上昇しているという推定がが裏付けられた。また、構造物との距離が大きくなるとダスト濃度上昇が小さくなる、構造物のと距離に関わらずダスト濃度上昇は10分後に始まり1時間で最大となり数時間で元に戻る、PCV内圧力は作業時間の増加にともなって上昇し作業後30分で元に戻ることを確認した。今後、より作業時間を伸ばしてダスト飛散の状況についてデータを得る（200A孔の切削に約80分を要する）。200A孔って監視用の直径0.25mの穴（14頁左下図）のこと？
【資料3-4】放射性廃棄物処理・処分（PDF 687KB）
ガレキ・伐採木・使用済保護衣の管理状況（通しで3頁）。
水処理2次廃棄物の管理状況（3頁）。
ガレキ・伐採木・使用済保護衣・水処理2次廃棄物の保管量推移（4頁）。
【資料3-5】循環注水冷却（PDF 5.45MB）
2号機燃料デブリ冷却状況の確認試験の結果と今後の試験計画（通しで3頁）。2018年11月8、29日参照。STEP1（4月2-16日実施）結果速報は4月25日、STEP2（5月13-24日実施）は5月30日。試験中の実際の気温や注水温度、崩壊熱等を使って熱バランス評価モデルを計算した結果、モデルは圧力容器底部の実測温度（温度計TE-2-3-69R（新設温度計））を概ね再現したが、若干低めの傾向となった（15頁）。これは，原⼦炉注⽔をCS系単独注⽔としたことにより、圧力容器内の⽔の流れが変化し、局所的な温度分布が変化（TE-2-3-69Rで1℃前後）したことをモデルでは再現できていないためと推定。同様に格納容器温度もモデルは実測値を概ね再現した（16頁）。他の温度計の温度変化の状況については18-20頁。温度計TE-2-106（VESSEL BOTTOM DRAIN）はTE-2-3-69Rと似たような傾向を示しており、圧力容器下部ドレンから流れてくる⽔の温度の影響を受けている可能性がある（21、22頁）。TE-2-106の設置してあるドレン配管はPLR-7配管（圧力容器底部中心からペデスタルの外へつながっている。21頁右図）につながっており、これまで未調査であるが、健全な状態の可能性あり（23頁）。まだ途中です。
2号機CSTインサービスに向けた原⼦炉注⽔系の切替（43頁）。
2号機格納容器内窒素封⼊の停⽌（48頁）。
【資料3-6】環境線量低減対策（PDF 8.34MB）
【資料3-7】労働環境改善（PDF 4.02MB）
【資料4】その他（PDF 4.37MB）
5・6号機送電線（双葉線1号）での発煙事象（1頁）。7月25日の件。新設したケーブルヘッド（CH）の防⾷層保護装置とシース接地の施⼯において、シース接地⽤の接地線が誤って取り付けられたために、シース回路への接地がなくなってしまった。このため、シース回路の電圧が上昇して防⾷層保護装置を介して⼤地に電流が流れたことにより、防⾷層保護装置が過熱し焼損に⾄ったと推定。接続を誤った経緯については6頁。
以下、エネ庁のサイトから。
福島第一原子力発電所 配置図（PDF形式：2,556KB）



動画
2019/8/29(木) 中長期ロードマップ進捗状況について(1:30:41)

文字起こし、実況など
さかなのかげふみ(@Spia23Tc)/2019年8月29日 - Twilog
08/29のツイートまとめ - モブトエキストラ（左利きの空想記）