今日のお仕事
福島第一原子力発電所の状況（記者会見資料）（訂正版）（PDF 73.6KB）
プラント関連パラメータ（PDF）
午前５時時点 午前11時時点
滞留水の水位・移送・処理の状況（PDF）
12時時点
昨日4日の
1-3号機共用の使用済燃料プール代替冷却系2次系の循環ポンプ（A）で吸込圧力低の警報の件。
03:00の2、3号機の状況：
2号機 プール水温 20.2℃、プール水温上昇率 0.123度/時、運転上の制限値（65℃）到達予想時間 約308時間（約12日）
3号機 プール水温 18.6℃、プール水温上昇率 0.092度/時、運転上の制限値（65℃）到達予想時間 約425時間（約17日）
福島第一原子力発電所 使用済燃料プール循環冷却二次系設備停止について（PDF 300KB）
その後の調査で、共用2次冷却系に漏えい等の異常がないこと、および1号機使用済燃料プール代替冷却系1次系ポンプ（A）軸受け冷却水配管のベント弁が「開」状態であったこと以外に異常がないことを確認。
05:27に共用の2次冷却系の復旧をおこない、2号機および3号機使用済燃料プール代替冷却系の2次系の再開を確認。05:30のプール水温は、2号機で19.8℃、3号機で18.5℃。
1号機使用済燃料プール代替冷却系1次系ポンプ（A）軸受け冷却水は、2次系の冷却水（ろ過水）を引いている（資料2、3頁）。昨日4日に、1号機で共用化2次系の試運転を開始する際に系統の水張りをおこなったが、その際に、1次系ポンプ（A）軸受け冷却水配管中に残っている空気を排出するためにベント弁を開き、水張り後には閉じている（配管に水を導入することでベント弁から配管中の空気を追い出していく。空気が出きって水が噴き出してきたら、ベント弁を閉じる。ベント弁にはホースを取り付けてあり、ホース出口にはポリタンクを設置。ベント弁から出てきた水はホースを経由してポリタンクで受ける。資料3頁下写真）。
当該のベント弁が「開」となったのは、水張り後に実施した月1回の定例の
パトロールが意図せずにベント弁のコックに触れたのが原因と推定。パトロールは15:00頃に当該のベント弁周りの確認作業を実施しているが、共用2次系の循環ポンプ（A）吸込圧力の低下が同じ時刻より始まっており、パトロールが接触してコックが微開になったためにベント弁から系統内の水が漏えいして吸込圧力が徐々に低下し警報発生に至ったものと考える。パトロールは、コックに接触した認識はない。漏えいした水はポリタンクから少しあふれたが、堰の中にとどまっていた。
（以下、7日追記）当該ベント弁のあるエリアは使用済燃料プール代替冷却系関係の設備があるため、施錠管理されている。監視カメラが設置してあり、録画画像からパトロールが当該弁の周囲で作業していたことと、その時刻について確認できている。ただし、パトロールが当該弁のコックに接触したことは、画像からは確認できなかった。
再発防止対策として、1次系冷却ポンプ（A）軸受冷却水配管に設置されているベント弁（当該弁を含めて8個）を結束バンド等で固定。共用2次冷却系の運用開始後に、ベント配管の先端に閉止プラグの取り付けを行う。
福島第一原子力発電所１～３号機共用使用済燃料プール（ＳＦＰ）二次冷却系循環ポンプ吸込圧力低について（報道関係各位一斉メール）
福島第一原子力発電所１～３号機共用使用済燃料プール（ＳＦＰ）二次冷却系循環ポンプ吸込圧力低について(続報）（報道関係各位一斉メール）
福島第一原子力発電所１～３号機共用使用済燃料プール（ＳＦＰ）二次冷却系循環ポンプ吸込圧力低について(続報2）（報道関係各位一斉メール）
ポリタンクの容量は10Lという話だったけど、写真だと18Lとか20L（うちの灯油缶と同じくらい）に見えるけど、どうなんだろ。
事象が徐々に進展して警報レベルに至る、というのは、以前にも汚染水だかの移送であったような気がするけど思い出せない。
今回、2、3号機のプール水温がLCO逸脱するまでに何日かかるかという数字が早いうちに出たのは大変良かったと思う（Twitterで一斉メールへのリンクが流れたのが5日04:45）。だけど、1号機への言及がない理由もあったら、もっと良かったのにね。てか、これだけのことをするのに5年半かかるのかぁ。
10:02頃、
3号機CST（復水貯蔵タンク）炉注水ポンプ（B）が停止。
福島第一原子力発電所 ３号機原子炉注水停止に伴う運転上の制限からの逸脱ならびに復帰について（PDF 116KB）
福島第一原子力発電所 ３号機原子炉圧力容器・格納容器注水設備系統概略図（PDF 62.2KB）
10:30に実施計画に定める運転上の制限「常用原子炉注水系において、原子炉の冷却に必要な注水量が確保されていること」を満足できない（LCO逸脱）と判断。その後、
10:59に3号機CST炉注水ポンプ（A）ポンプを起動、11:00に現場異常がないことを確認し、同時刻に運転上の制限内への復帰を宣言した。
原子炉底部の温度はポンプ停止前と後で23.1℃と変化なし。
3号機CST炉注水ポンプのスイッチは4号機T/Bオペフロ（2階）にあり、ポンプ停止時刻には計装系の定例点検（模擬信号を入力して状況を確認する）を実施するために作業者4名がその場所に立ち入っていた。現場の雰囲気線量は0.1mSv/h。スイッチの前の通路は幅85cmで、点検用測定器（約3kg）を持った作業者（20代男性、1Fでの作業経験は6カ月、点検作業の準備と片付けを担当）が他の作業者とすれ違った際にポンプのスイッチにぶつかり、スイッチのカバーが破損するという事象が発生（資料2頁。写真左上は事後の再現写真。青いカバーオールを着た人物の左肘が停止したB系のポンプのスイッチのあたりにある。一つ上の列はA系のスイッチ）。同時刻にポンプが停止した警報が発生し、3号機の炉注水停止を確認した。
スイッチのカバーは磁石でパネルに取付けてあり、スイッチの誤操作防止（近くのスイッチ操作の際にさわらないようにする。カバーの付け外しアクションを追加することで誤操作を防ぐ）のためのもので、今回のように強い力がかかるのを防ぐものではなかった。スイッチは、黒いレバーを左右にひねることで操作する。点検作業の作業者がポンプのスイッチにぶつかった際に、カバーが外れてスイッチを切ってしまったものと推定している。
炉注水ポンプが停止すると通常は予備系のポンプが自動起動するが、今回はB系のポンプのスイッチが切られた
（その結果として動作としては正常に停止した）ために、A系が自動起動しなかった。このため、状況確認をしてからポンプを手動で起動することになり、炉注水に中断が生じた。
（以下、7日追記）炉注水が停止した場合の原子炉の温度上昇については、崩壊熱量を元に評価をおこなうが、燃料デブリの分布、冷却水の炉内での状況（圧力容器内での冷却水の流れている場所、流れ具合など）が明らかでないために正確な評価は難しい。崩壊熱の全てが温度を上昇させるのに寄与する（外に逃げたりしない）として、冷却水による冷却が一切ないものとして、非常に保守的に評価すると、3号機原子炉の温度上昇率は5.3度/時だったが、実際には1時間の炉注水停止で温度上昇は見られなかった。
