福島第一原子力発電所の状況

平成26年4月25日
東京電力株式会社
0冷温停止状態の確認
各号機ともに冷温停止状態を継続
使用済燃料
プール(SFP)

建屋カバー

ﾌﾞﾛｰｱｳﾄﾊﾟﾈﾙ（閉止完了）

原子炉建屋(R/B)

燃料取り出し用カバー

構台

原子炉
格納容器
(PCV)

移送済み燃料（体）ｸﾛｰﾗｸﾚｰﾝ726/1533

福島第一
安全第一
福島第一
福島第一
安全第一
安全
第一

（4/23時点）

原子炉
圧力容器
(RPV)

注水

注水

注水

燃料
デブリ
ベント管

福島第一
安全第一

トーラス
室
圧力抑制室

90

1号機

80

2号機

70

3号機

60
50
40

2号機

1号機

℃ (S/C)100

100 ℃

原子炉注水温度：
気 温：

90

1号機

80

2号機

70

3号機

60

３号機注水流量低減
2/4 5.5→5.0m3/h
2/10 5.0→4.5m3/h

50
40

30

30

20

20

1010原子炉注水温度：
気 温：

３号機注水流量低減
2/4 5.5→5.0m3/h
2/10 5.0→4.5m3/h

001/21

4号機

3号機

1/31

2/102/20

3/2

3/123/224/1

原子炉圧力容器底部温度

4/11

4/21

5/1

1/21

1/31

2/10

2/20

3/2

3/12

3/22

4/1

格納容器気相部温度

4/11

4/21

5/1

1

１号機の状況
原子炉建屋内雰囲気線量：
最大5,150mSv/h（１階南東エリア）（2012/7/4測定）

原子炉建屋

窒素封入流量RPV（※３）：28.19Nm3/h

建屋カバー

ＳＦＰ（※２）温度17.0℃

給水系：2.3m3/h
ＣＳ系：2.0m3/h

PCV内温度：約18℃
ＲＰＶ底部温度：約18℃
ＰＣＶ水素濃度
Ａ系：0.01vol%
Ｂ系：0.00vol%窒素封入流量PCV（※４）：-Nm3/h

トーラス室水位：約OP3,700（2013/2/20測定）

PCV内雰囲気線量：
最大約11Sv/h
ＰＣＶ内水温：20.3℃

ＰＣＶ内水位：ＰＣＶ底部＋約2.8m

三角コーナー水位：OP3,910～4,420（2012/9/20測定）
三角コーナー水温：32.4～32.6℃（2012/9/20測定）

トーラス室雰囲気線量：
約180～920mSv/h（2013/2/20測定）
トーラス室滞留水温度：
約20～23℃（2013/2/20測定）

タービン建屋水位：OP2,986※プラント関連パラメータは２０１４年４月２３日１１：００現在の値

2

２号機の状況
原子炉建屋内雰囲気線量：
最大4,400mSv/h（１階南側 上部ペネ（※１）表面）（2011/11/16測定）

原子炉建屋

ＳＦＰ（※２）温度：15.4℃

窒素封入流量RPV（※３）：15.73Nm3/h

給水系：2.0m3/h
ＣＳ系：2.5m3/h

PCV内温度：約28℃

ＲＰＶ底部温度：約28℃

ＰＣＶ水素濃度
Ａ系：0.05vol%
Ｂ系：0.04vol%窒素封入流量PCV（※４）：-Nm3/h

トーラス室水位：約OP3,270(2012/6/6測定)
PCV内雰囲気線量：
最大約73Sv/h
ＰＣＶ内水温：約50℃
ＰＣＶ内水位：ＰＣＶ底部＋約60ｃｍ

トーラス室雰囲気線量：30～118mSv/h(2012/4/18測定)
6～134mSv/h(2013/4/11測定)
三角コーナー水位：OP3,050～3,190（2012/6/28測定）
三角コーナー水温：30.2～32.1℃（2012/6/28測定）

タービン建屋水位：OP2,996※プラント関連パラメータは２０１４年４月２３日１１：００現在の値

3

３号機の状況

構台

原子炉建屋内雰囲気線量：
最大4,780mSv/h（１階北東 機器ハッチ前）（2012/11/27測定）

原子炉建屋
安全第一
福島第一
安全第 安全第一
福島第一 福島第一
一ＳＦＰ温度：15.4℃

窒素封入流量RPV（※２）：16.64Nm3/h

給水系：2.0m3/h
ＣＳ系：2.5m3/h
ＲＰＶ底部温度：約24℃

PCV内温度：約23℃
ＰＣＶ水素濃度
Ａ系：0.07vol%
Ｂ系：0.06vol%窒素封入流量PCV（※３）：-Nm3/h
福島第一 安全第一トーラス室水位：約OP3,370(2012/6/6測定)
ＰＣＶ内水位：未確認
三角コーナー水位：OP3,150（2012/6/6測定）

トーラス室雰囲気線量：100～360mSv/h(2012/7/11測定)

タービン建屋水位：OP3,002※プラント関連パラメータは２０１４年４月２３日１１：００現在の値

4廃炉・汚染水対策の概要「廃炉」の主な作業項目と作業ステップ～４号機使用済燃料プールからの燃料取り出しを推進すると共に、１～３号機の燃料取り出し、燃料デブリ取り出しの開始に向け順次作業を進めています～
１、２号機

使用済燃料プールからの燃料取り出し

３号機

瓦礫撤去、除染４号機

燃料取り出し設備の設置

燃料取り出し

保管／搬出

１～３号機

燃料デブリ（溶融燃料）取り出し

除染、漏えい箇所調査

止水、水張り原子炉施設の解体等

燃料デブリ
取り出し

シナリオ
・技術の検討

保管／搬出設備の設計・製作

解体等

使用済燃料プールからの燃料取り出し
平成25年11月18日より４号機使用済燃料プールからの燃料取り出しを開始しました。
４号機は、平成26年末頃の燃料取り出し完了を目指し作業を進めています。

移送済み燃料（体）726/1533（4/23時点）(燃料取り出し状況)

5廃炉・汚染水対策の概要「汚染水対策」の３つの基本方針と主な作業項目～事故で溶けた燃料を冷やした水と地下水が混ざり、１日約400トンの汚染水が発生しており、下記の３つの基本方針に基づき対策を進めています～①多核種除去設備

方針１．汚染源を取り除く①多核種除去設備による汚染水浄化②トレンチ内の汚染水除去

地
下水の流
れ

⑨タンク設置予定地⑥土壌浸透を抑える
敷地舗装

方針２．汚染源に水を近づけない③地下水バイパス③地下水バイパスによる地下水汲み上げ④建屋近傍の井戸での地下水汲み上げ⑤凍土方式の陸側遮水壁の設置⑥雨水の土壌浸透を抑える敷地舗装④建屋近傍の井戸（サブドレン）４⑧海側遮水壁方針３．汚染水を漏らさない

３２

１⑤陸側遮水壁②トレンチ内高濃度
汚染水除去

⑦地盤改良

⑦水ガラスによる地盤改良⑧海側遮水壁の設置⑨タンクの増設（溶接型へのリプレイス等）

提供：日本スペースイメージング（株）、(C)DigitalGlobe

6廃炉・汚染水対策の至近１ヶ月の主な状況①地下水バイパス汲み上げ作業の開始
4/9より12本ある地下水バイパス揚水井の各ポンプを順次起動し、地下水の汲み上げを開始。
現在、汲み上げた地下水はタンクに貯留し、第三者機関による水質分析を実施中。

揚水井（密閉構造）②３号機燃料交換機撤去作業の開始
昨年12月より使用済燃料プール内のガレキ撤去作業を実施中。
鉄筋、屋根材、コンクリート片等の撤去が進捗したことから、燃料交換機の撤去作業を4/19から開始。
燃料交換器

燃料交換器

養生材
マスト

燃料交換機マスト撤去(H26.3.27)

燃料ラック養生材の敷設済／燃料交換機撤去開始

7

廃炉・汚染水対策の至近１ヶ月の主な状況③焼却工作建屋への滞留水の誤った移送通常使用していない仮設ポンプ4台（プロセス主建屋→サイトバンカ建屋：1台、プロセス主建屋→焼却工作建屋：1台、焼却工作建屋→プロセス主建屋：2台）が運転していたため、本来滞留水を貯蔵しない焼却工作建屋にプロセス主建屋から滞留水が移送されていた。
現在、焼却工作建屋内の滞留水をプロセス主建屋へ移送中（4/14～）。現場管理強化策として、電源盤の施錠強化、弁の施錠管理強化、建屋・扉の施錠強化を進める。

タービン建屋よりプロセス主建屋

焼却工作建屋

通常の移送

サイトバンカ建屋

通常滞留水を貯留していない建屋

誤った移送

移送経路概略図

8廃炉・汚染水対策の至近１ヶ月の主な状況④小規模凍土壁の凍結確認
１～４号機を取り囲む凍土遮水壁の設置に向け、発電所構内でフィージビリティ・スタディを実施中。
3/14より共用プール西側において約10m×10mの小規模凍土壁の凍結を開始。
温度・地下水位の確認、実際に掘り返しての確認で、小規模凍土壁が造成されていると判断。

地下水位コントロール試験

⑥ ⑤

① ②③④

小規模遮水壁凍結試験

冷却液循環配管

冷却管設置井戸9廃炉・汚染水対策の至近１ヶ月の主な状況⑤滞留水貯留タンク増設計画
現地で建設するタンクに加え、工場でタンクを製作し海上輸送する等の対策により、約80万ｍ３まで増設する計画について、平成27年度内から平成26年度内に1年前倒しを図りました。

海上輸送中のタンク陸揚げされたタンク⑥廃炉・汚染水対策福島評議会の開催
4/14に第2回会合（いわき市）を開催し、前回（2/17）のご意見等を踏まえつつ、現在進めている取組等についてご説明しました。また、タイムリーに分かりやすい情報提供等を行うための更なる改善に向けたご意見等をいただきました。
⑦福島第一廃炉推進カンパニーの設置
福島第一原子力発電所における廃炉・汚染水対策に関して、責任体制を明確化し、集中して取り組むことを目的として、 4/1に「福島第一廃炉推進カンパニー」を設置いたしました。

10

燃料デブリ取出に向けた至近１ヶ月の進捗状況①建屋内除染装置の実証試験
将来のデブリ取り出し作業に向けた原子炉建屋内の除染計画の策定のため、経済産業省の補助事業で開発した除染装置の実証試験を実施中。
・吸引・ブラスト除染装置：1/30～2/4 １号機原子炉建屋１階・ドライアイスブラスト除染装置：4/15～21 ２号機原子炉建屋１階・高圧水除染装置：4/23～29 １号機原子炉建屋１階

吸引・ブラスト除染装置

ドライアイスブラスト除染装置

高圧水除染装置11

燃料デブリ取出に向けた至近１ヶ月の進捗状況②２号機 圧力抑制室下部外面調査に向けた床穿孔作業
経済産業省の補助事業で開発中の下部外面調査装置について、実機での適用性を確認するため、２号機において実機検証を７～８月に計画。このための床穿孔作業を他作業との干渉を避けるため、先行して実施（4/17～26）。

調査装置追跡俯瞰（気中・水中両用）
カメラ投下穴（φ 250mm)

調査装置投下穴（φ 350mm)

全体俯瞰(気中)
カメラ投下穴（φ 250mm)

マグネット車輪（4輪）
前・後方カメラ
側方カメラ（左・右）

調査装置

２号機原子炉建屋１階穿孔位置図

実機検証イメージ

マーカー機構Ｓ／Ｃ下部外面調査装置

12

燃料デブリ取出に向けた至近１ヶ月の進捗状況③３号機

原子炉建屋１階 主蒸気隔離弁室からの流水調査

原子炉建屋１階北東エリアの主蒸気隔離弁室の扉付近から、近傍の床ドレンファンネル（排水口）に向かって水が流れていることを1/18に確認。排水口は原子炉建屋地下階につながっており、建屋外への漏えいはない。
流水の温度、放射性物質の分析結果、図面等による検討から、格納容器内の滞留水の可能性が推定されている。
4/23より、原子炉建屋2階の空調機械室から１階の主蒸気隔離弁室につながっている計器用配管から、カメラによる映像取得、線量測定を実施中。
線量計（ﾎｯﾄｽﾎﾟｯﾄ線量計）

原子炉建屋2階
空調機械室床面

床ドレン
ファンネル

調査用俯瞰カメラ(ﾊﾟﾝﾁﾙﾄｶﾒﾗ)
調査用内視鏡カメラ
主蒸気管プロセス
放射線モニタ

水の流れ
原子炉建屋1階
MSIV室

北 （ＰＣＶ側）

水の流れ

給水配管

グレーチング
主蒸気隔離弁室

床ドレン
ファンネル

主蒸気配管

流水状況概略図

原子炉建屋1階MSIV室（断面）13（参考）燃料デブリ取出に向けたこれまでの状況①１号機ベント管下部周辺の調査（概要）燃料デブリ取り出し準備に必要な原子炉格納容器の補修（止水）に向け、格納容器からの漏えい箇所を推定することを目的としたベント管下部周辺の調査を実施。
水上ボートに搭載したカメラ映像により、ベント管スリーブ端部からの水の流れの有無およびサンドクッションドレン管の状況（外観）等を確認した。
ＰＣＶ

真空破壊ライン

Ｓ／Ｃ
ベント管ABC

サンドクッション

D

Ａ箇所：ベント管スリーブ
Ｂ箇所：ベント管
Ｃ箇所：サンドクッションドレン管
Ｄ箇所：サンドクッションリングヘッダ

サンドクッション
ドレンライン
ドレンファンネル

水上ボート
水上ボート

サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）

工場での航行試験の様子

14

（参考）燃料デブリ取出に向けたこれまでの状況①１号機ベント管下部周辺の調査（調査結果）
ベント管下部調査結果④のベント管のＳ／Ｃ上部方向より、水がＳ／Ｃ表面を流れ落ちている状況を確認した。
①～③、⑤～⑧については、水の流下は確認されなかった。

④ベント管左側（S/Cに向かって）

ベント管
N

X-5B

③

X-5C

X-5A

X-5D

X-5H

X-5E

Ｓ／Ｃ側面

Ｓ／Ｃ側面

Ｓ／Ｃ側面

⑦

（S/Cに向かって）④

X-5G X-5F⑥④ベント管右側

②

①⑤

ベント管

Ｓ／Ｃ側面

⑧

トーラス室水面トーラス室水面15

（参考）燃料デブリ取出に向けたこれまでの状況①１号機ベント管下部周辺の調査（調査結果）
サンドクッションドレン管調査結果①のサンドクッションドレン管が外れており、水が流出している状況を確認した。
②～⑧については、ドレン管が気中部では外れていないため、水の流出は確認されなかった。
①～②の間のリングヘッダの一部が外れていることを確認した（水中）。

真空破壊ラインベン
スリ ト管ーブ

S R弁
排気管

②①

Ｖ

③

Ｓ／Ｃ

サンドクッション
ドレン管⑤

サンドクッションドレン管①サンドクッションドレン管

④
⑥

⑦

⑧

ドレンファンネル

サンドクッションドレン管の外
れと水の流出リングヘッダの外れ

サンドクッション
リングヘッダ①～②リングヘッダ破断部

床ファンネルへ16（参考）燃料デブリ取出に向けたこれまでの状況②２号機Ｓ／Ｃ内水位測定（概要）燃料デブリ取り出し準備に必要な原子炉格納容器の補修（止水）に向け、格納容器からの漏えい箇所の開口状況を推定することを目的としてＳ／Ｃ内の水位測定を実施。
（Ｓ／Ｃ内とＳ／Ｃ外（トーラス室）での水位差から漏えい箇所の開口面積を推定し、Ｓ／Ｃに充填する止水材がＳ／Ｃ内から流出する可能性等を検討）
資源エネルギー庁 平成２４年度発電用原子炉等事故対応関連技術基盤整備事業（円筒容器内水位測定のための遠隔基盤技術の開発）において開発した遠隔操作でＳ／Ｃ（圧力抑制室）内水位をＳ／Ｃ外面より超音波で測定する技術の実証試験を２０１３年９月に２号機
原子炉建屋にて実施。想定以上のＳ／Ｃ表面状態の悪化のため水相の確認に留まり水位の特定には至らず。その経験を踏まえた工場および４号機でのモックアップ試験の結果、水位測定が可能と判断したため２号機での実証試験を再開。
Ｓ／Ｃ外表面

トーラス室
トーラス室
Ｓ／Ｃ
Ｓ／Ｃ

監視装置
装置吊り下ろし・回収装置

測定装置

測定装置

Ｓ／Ｃ内
水位測定装置

トーラス室滞留水水面

２号機S／C内水位測定イメージ図

測定状況

17

（参考）燃料デブリ取出に向けたこれまでの状況②２号機Ｓ／Ｃ内水位測定（測定結果）
測定データ採取は、水位特定の信頼性を上げるため複数ライン（複数経度）を1/14～16の３日間で実施。1/14,15のデータは一連のデータ採取作業の途中で得られたもの。
測定日

１月１４日

１月１５日

１月１６日

Ｓ／Ｃ内水位

約ＯＰ３，２１０

約ＯＰ３，１６０

約ＯＰ３，１５０

トーラス室滞留水
水位（参考）

約ＯＰ３，２３０

約ＯＰ３，１９０

約ＯＰ３，１６０

水位差

約２０ｍｍ

約３０ｍｍ

約１０ｍｍ

測定方法

水中構造物の直接距離計測【補足】Ｓ／Ｃ内の水位は、トーラス室滞留水水位の変化の影響を受けると考えられる。
Ｓ／Ｃ径：８９００ｍｍ

２号 Ｒ／Ｂ１階床レベル
ＯＰ１０，２００

Ｓ／Ｃ

Ｓ／Ｃ赤道 ＯＰ１，９００

測定時の状況

２号 Ｒ／Ｂ地下１階（最下部）
ＯＰ－３，３６０18

（参考）燃料デブリ取出に向けたこれまでの状況②２号機Ｓ／Ｃ内水位測定（今後の取り組み）現在、国プロでベント管止水工法の要素試験等を実施中。
D/W
ベント管止水材

S/C

真空破壊弁
閉止補助材

Ｄ／Ｗ内水位を上昇させた場合、ベント管内の配管を経由しＤ／Ｗ内の冷却水がＳ／Ｃ内に流れ込むため、Ｓ／Ｃ内を止水材で充填することを検討（併せてＳ／Ｃ接続配管も隔離）。

××
主蒸気逃がし安全弁排気配管

S/C接続配管止水工法イメージ図

Ｓ／Ｃに充填する止水材がトーラス室に流出する可能性の有無について、Ｓ／Ｃ下面を調査
19