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
1-3号機使用済燃料プール、代替循環冷却装置2次系のポンプ点検にともない、15日より冷却を停止中。停止期間は2月7日19:00までの予定。14、15日参照。
1-3号機窒素封入設備信頼性向上対策工事、窒素封入ラインの信頼性向上を目的として新設した窒素封入ラインを用いた通気試験（2019年12月20日予定が延期されていた分。2019年12月19日参照）を1号機で以下の通り実施：
試験開始 10:12
・原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン：15 Nm3/h → 30～15 Nm3/h
・ジェットポンプ計装ラックライン：15 Nm3/h → 0～15 Nm3/h
試験終了 13:50
・原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン：30～15 Nm3/h → 15 Nm3/h
・ジェットポンプ計装ラックライン：0～15 Nm3/h → 15 Nm3/h
3号機燃料デブリ冷却状況の確認試験（23、28日参照）にともない、12:19に以下のように原子炉注水量を変更：
・1号機給水系 ：1.8 m3/h → 2.5 m3/h
・2号機炉心スプレー系：2.0 m3/h → 2.5 m3/h
昨日29日に2号機T/B北東エリアのたまり水水位が近傍のサブドレン水位を上回った件。
福島第一原子力発電所 2号機タービン建屋北東エリアと周辺サブドレン水位差の運転上の制限値の逸脱について（1月30日午前10時時点）（261KB）（PDF）
下記のロードマップ進捗報告の資料に関連記載あり。
2号機T/B近傍のサブドレン（10カ所）のサンプリングを実施（分析結果は3頁）、建屋外への漏えいはないと考えるが、引き続き周辺サブドレンの水質分析を継続する。
今日30日12:00、サブドレンピットNo.34水位と2号機T/B北東エリア水位を手測りした結果、塩分補正および手測りによる測定誤差40mmを考慮しても、サブドレンピットの水位が当該エリアの水位を上回ったことを確認。
・当該エリア 608mm（手測りによる測定）
・サブドレンピットNo.34 777mm（手測りによる測定）
また、その他8カ所のサブドレンピットについて、塩分補正、計器誤差および手測りによる測定誤差220mmを考慮しても、サブドレンピットの水位（水位計の指示値）が2号機T/B北東エリアの水位を上回ったことを確認。
・サブドレンピットNo.21 1,115mm（水位計の指示値）
・サブドレンピットNo.22 915mm（水位計の指示値）
・サブドレンピットNo.23 1,565mm（水位計の指示値）
・サブドレンピットNo.24 1,565mm（水位計の指示値）
・サブドレンピットNo.25 1,581mm（水位計の指示値）
・サブドレンピットNo.26 1,569mm（水位計の指示値）
・サブドレンピットNo.27 2,544mm（水位計の指示値）
・サブドレンピットNo.33 1,004mm（水位計の指示値）
なお、1月29日判断した運転上の制限逸脱については、全台停止していたサブドレンの再起動準備が整い次第、制限逸脱からの復帰を判断する。
福島第一原子力発電所 2号機タービン建屋北東エリアにおけるサブドレン運転制限値の逸脱について（続報2）（報道関係各位一斉メール）
その他
サーベイメーターの誤校正にともなう放射線データの誤り。
福島第一原子力発電所 放射線計測器の誤校正に伴う放射線データの誤りについて（51.9KB）（PDF）
大型機器点検建屋内におけるフランジタンク除染作業に使用されていたサーベイメーター（カイガーミュラーカウンタ式サーベイメーターおよびベータ線シンチレーション式サーベイメーター）について、過去おこなっていた校正のやり方に誤り（標準線源の線源面を直接計測するところを、アルミ板で覆った状態で計測していた。2頁に写真）があったことが1月27日に確認された。誤校正は2018年4月、2019年1、4月におこなわれており、2018年4月以降の測定（大型機器点検建屋内の表面汚染密度と空間放射性物質濃度、ならびにフランジタンク除染後の表面汚染密度）が実際よりも約3倍高い値となっていた。
これにより、「福島第一原子力発電所における日々の放射性物質の分析結果」において、最大で約8,500件・約48,000データが誤っていた。今回、誤りを確認した2018年6月-2020年1月に公開したデータについて、現在修正作業をおこなっている。
校正を担当していた作業者が、誤ったやり方を正しいと思い込んでいたもの。今後、原因を調査し、適切に再発防止対策を講じる。
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）（79.4KB）（PDF）
2015年11月12-16日と2019年12月19日-2000年1月23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）（79.3KB）（PDF）
27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K（26日採取）と集水タンクNo.6（24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1100Bq/L、第三者機関が1200Bq/L。明日31日に排水の予定。
サブドレン他水処理施設、一時貯水タンクKの詳細分析結果。一時貯水タンクの12月1日採取分。
サブドレン・地下水ドレン浄化水の詳細分析結果（PDF）
サブドレン他水処理施設、加重平均サンプル分析結果。11月分。
福島第一原子力発電所 サブドレン・地下水ドレン浄化水加重平均サンプル分析結果（PDF）
今日、廃炉・汚染水対策チーム会合 第74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（PDF6.48MB）
【資料2】中長期ロードマップの進捗状況（概要版）（PDF6.44MB）
【資料3-1】汚染水対策（PDF23.8MB）
2号機T/B北東エリアと周辺サブドレンの水位差におけるLCO逸脱（通しで20頁）。2号機T/B北東エリアは、2019年10月の大雨の際に水位が形成されてLCO逸脱を宣言したエリア（2019年10月28、29日参照）。今回、1月28-29日の降雨予報を踏まえ、前日の27日に周辺サブドレン水位設定をT.P. 150mm→1300mmに変更していたが、降雨の少ない時期だったためにサブドレンの水位上昇がおだやか（23頁）で、当該エリアに水位形成された時点でサブドレン水位差小に至った。なお、建屋に貯留するたまり水の水位は現在、T.P. -1200mm程度で維持されており、当該エリアの床面T.P. 448mmに比べて十分低いため、建屋に貯留するたまり水がこのエリアに流入した可能性は低い。
タンク建設進捗（33頁）。 タンク容量確保のため、水抜きを完了したSr処理水貯留タンクをALPS処理水貯留に再利用する（40頁）。3月頃より受入れ開始予定。対象となるタンクは93基、約9.7万m3。2015年にもSr処理水貯留タンクにALPS処理水を貯留したが、その際はタンク容量が逼迫していたためSr処理水の残水がある状態でALPS処理水を受け入れた（したがって、貯留水の告示濃度比総和は100を超えている）。今回は、2018年10月に発生した硫化水素対策も加えて残水および底部のスラッジを回収し底部付近の清掃を実施してからALPS処理水を受入れる（41頁）。ただし、タンク内部に残留する放射能の影響により貯留水の放射能濃度がALPS出口水よりも高くなることが想定されるため、受入れ後に影響を確認していく。
【資料3-2】使用済燃料プール対策（PDF13.1MB）
1号機R/Bオペフロガレキ撤去作業時のガレキ落下防止・緩和対策（通しで4頁）。R/Bの屋根は、水素爆発の影響でオペフロに落下した（5頁。北側はオペフロ上に、南側はオペフロ上の機器の上に乗っている）。オペフロ南側は、使用済燃料プールの上に燃料取扱機（FHM）および天井クレーンが一部変形して位置しており、その上に崩落屋根が乗っている（6頁）。今後実施する南側ガレキ撤去に際して屋根鉄骨・ガレキ等が落下するリスクを低減するため、崩落屋根下についてガレキ落下防止・緩和対策（使用済燃料プール（SFP）養生、SFPゲートカバー、天井クレーン支保、FHM支保）を実施する。SFP養生設置（8頁）：R/B東側の作業床に養生バッグ投入装置を設置、巻物状にした養生バッグをプールに投入し空気で展張後、エアモルタルを注入する。SFPゲートカバー（9頁）：東作業床に設置したオーシャンクレーン（2019年7月25日、9月26日参照）で遠隔操作によりプールゲート上にカバーを設置する。天上クレーン支保（10、11頁）：天上クレーンの北側ガーダーV字変形部の下部に向けて、西作業床からレールを挿入し、レール上に支保材（自走台車+支保バッグ）を置いてV字変形部まで自走させる。その後、支保バッグに無収縮モルタルを充填し、ガーダー形状に倣った支保材を形成させる（11頁）。FHM支保（10、12-14頁）：南作業床に支保梁挿入装置および支保梁を設置、梁挿入装置およびガイドローラーを用いて支保梁をFHM下部に挿入。その後、支保梁とFHMのスキマに矢板を設置して支保梁を固定する（12頁）。支保梁の挿入作業に支障となる照明保護カバーとケーブルを撤去する必要があり、南作業床にマルチハンドブームロボット（13頁）を設置して先端アタッチメントで切断・撤去する（ケーブルにからまっているコンクリートなどの小ガレキは落下するが、燃料に影響を与えるものではない。14頁）。スケジュールは15頁。SFP周辺⼩ガレキ撤去により必要な作業空間が確保でき次第、SFPゲートカバー、SFP養⽣、FHM⽀保および天井クレーン⽀保を実施する予定。以下参考：支障物落下時の燃料健全性評価（16頁）、SFP養生バッグ設置作業モックアップ試験（17頁）、SFPゲートカバー設置モックアップ試験（18頁）、FHM支保設置作業モックアップ試験（19頁）、天上クレーン支保設置作業モックアップ試験（20頁）。
1/2号機排気筒解体作業の進捗（27頁）。23日に10ブロック目の解体を完了。現在、11ブロック目の解体作業中。11ブロック目の解体完了後に、大型クレーンの年次点検に入る（3週間の予定。スケジュールは31頁）。
【資料3-3】燃料デブリ取り出し準備(PDF2.17MB）
【資料3-4】放射性廃棄物処理・処分（PDF697KB）
【資料3-5】循環注水冷却（PDF4.18MB）
1号機燃料デブリ冷却状態の確認試験の結果（通しで3頁）。原子炉注水を約49時間停止する試験を実施した結果、温度上昇は概ね予想の範囲内で、熱バランスモデルによる温度評価は圧力容器（RPV）底部や格納容器（PCV）の温度を概ね再現していることを確認した。原⼦炉が安全に冷却されていることを確認する観点からは、現在の評価モデルでも⼗分に良い再現性があると考えられるが、実機を⼗分に再現していないと考えられる部分も確認された。今後、3号機の試験結果もふまえ、モデルの改良についても検討していく（29頁）。
試験中の温度データと熱バランス評価の比較（5頁）：RPV底部温度の推移（6頁）。49時間の注水停止で緩やかな上昇（0.2度）。1.5m3/h（通常の半量）の注水再開でも大きな温度上昇はなく、注水量増加・注水温度低下とともに緩やかに低下。軸方向・周方向に明確な挙動の違いなし。RPV下部周辺温度（7頁）、RPV上部温度（8頁）も同様の傾向。PCV温度の推移（9頁）。RPVと同様の傾向。TE-1625T1とT2に若干の特異な挙動が見られるが、これは注水量変更によりPCV水位が変動して気中露出した影響、および、PCV保有水内の高さ方向の温度分布の影響と考える（10頁）。熱バランス評価と温度実測値の比較では、PCV温度はモデルが実測値を概ね再現している一方で、PCV水温と気温の違いなど局所的な温度変化まではモデル上考慮しておらず、再現できていない。また、温度上昇時の傾きはほぼ一致したが、注水再開以降の温度低下が実績よりもモデルの方が遅くなった（11頁右図）。RPV底部温度では、RPVに存在する熱源の量が少ないケースでは全体に温度を低めに評価した。一方、RPVの熱源を多く設定するケースでは、温度評価は実測値に近づくが、注水停止時の温度上昇を過大に表化する傾向。これらの不一致の原因として、1号機のプラントの特徴（PCV保有水量が多い／燃料デブリの大部分がPCVに存在する（推定）／温度測定の不確かさ）が影響している可能性がある（12頁）。これらの特徴は3号機にも共通しており、今後実施予定の3号機の試験でも類似の傾向となる可能性があるので、3号機の試験結果も踏まえてモデルの改良を検討していく。
その他特徴的なパラメータの挙動について（16頁）：注水停止後の16日頃PCV圧力が低下、その後、大気圧とほぼ同等の微正圧で推移し、注水再開後の30日頃に注水停止前の圧力と同程度まで復帰（17頁）。これは、PC水位低下にともない、水面下にあった漏えい箇所が気相に露出したためと推定。PCV圧力が変化したタイミングが温度計T2が気相露出および際水没したと考えられるタイミングの前後であることから、露出した漏えい箇所の高さは温度計T2と水位計接点L3の両設置高さの間付近にある可能性が高い。これまでの調査で、1号機では真空破壊ラインベローズおよびサドクッションドレン配管の破断箇所から漏洩を確認しているが、真空破壊ラインベローズの設置高さは、今回のPCV圧力挙動から推定される漏えい箇所の高さと概ね一致する（18頁）。これまでのPCV漏えい箇所の調査情報に基づき、漏えい高さを仮定して簡易的にPCV水位の挙動を評価した（19頁）。その結果、漏えい高さを低くすると、注水再開後の水位上昇が実測に近くなる傾向があった。PCV底部-1.5m（サンドクッションドレン管破断高さ）よりもPCV底部-5.7m（R/Bたまり水水位）の方が実測に近く、これまでに確認された漏えい箇所以外からの漏えいも想定される。
注水停止中に採取した放射線データについて（22頁）：注水停止前と停止中に関連するプラントパラメータや資料の採取・分析を実施（23頁）。格納容器ガス管理システムフィルター入口ダスト濃度（仮設モニター。AWJ作業を実施する際に設置したもの）では注水停止によるダスト濃度上昇はなかった（24頁）。ダストの分析結果も放射能濃度上昇は認められず（25頁）。フィルター入口側凝結水の放射能濃度（26頁）、フィルターユニット表面線量率（27頁）、R/Bオペフロダストモニター（28頁）でも、注水停止による影響は見られなかった。
【資料3-6】環境線量低減対策（PDF8.41MB）【資料3-7】労働環境改善（PDF3.87MB）
【資料4】その他（PDF5.70MB）
以下、経産省のサイトから
福島第一原子力発電所配置図（PDF形式：2,992KB）
実施計画の変更認可申請（2019年6月13日提出）が規制委に認可された。
認可：１～４号機 滞留水移送装置の追設について。
動画
2020/1/30(木) 中長期ロードマップ進捗状況について
文字起こし、実況など
さかなのかげふみ(@Spia23Tc)/2020年01月30日 - Twilog
01/30のツイートまとめ - モブトエキストラ（左利きの空想記）
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