平成 26 年１月１日以降の実績※ 平成 26 年 12 月 31 日午後４時時点

１号機【原子炉への注水】
・１月 17 日午後３時 55 分、原子炉への注水量の変動が確認されたため、給水系からの注水量を約 2.6 m3/h から約 2.5 m3/h に調整、炉心スプレイ系からの注水量を約 2.1 m3/h から
約 2.0 m3/h に調整。
・４月 26 日午前９時 31 分、原子炉への注水量の変動が確認されたため、給水系からの注水量を約 2.2m3/h から約 2.5m3/h に調整（炉心スプレイ系からの注水量は約 2.0m3/h で継続
中）。
【使用済燃料プール代替冷却】※平成 23 年８月 10 日より、本格運用を実施。
・３月 14 日午前６時 48 分、１号機使用済燃料プール代替冷却系について、１，２号機排気筒の落下物に対する防護対策等を実施するため、冷却を停止（停止時プール水温度：
12.0℃）。３月 24 日午後３時 37 分、作業が終了したことから、使用済燃料プール代替冷却系を起動。なお、運転状態について異常なし。また、使用済燃料プール水温度は冷却停止
時の 12.0℃から 19.3℃まで上昇したが、運転上の制限値 60℃に対して余裕があり、使用済
燃料プール水温度の管理上問題ない。
・11 月 26 日午前６時 10 分、循環冷却設備電気品の点検を行うため、使用済燃料プール代
替冷却系を停止。その後、当該作業が終了したことから、同日午後４時 22 分、当該冷却系を起動。運転状態について異常はない。なお、冷却系起動後の使用済燃料プール水温度は 17.0℃であり、冷却停止時の温度と変化はなく、運転上の制限値（60℃）に対して余裕があり、使用済燃料プール水温度の管理上問題はなかった。
・11 月 27 日午後４時 43 分頃、２号機使用済燃料プール代替冷却系の一次系ポンプ（Ｂ）が自動停止し、２号機使用済燃料プール冷却が停止。
なお、２号機使用済燃料プール代替冷却系停止時の２号機使用済燃料プールの温度は16.7℃であり、冷却停止時の温度上昇率は 0.146℃／ｈであることから、運転上の制限値
65℃に到達するまで約 13.8 日と評価。また、プラントデータ（炉注水流量等）の異常、モニ
タリングポスト指示値の有意な変動は確認されていない。
現場を確認したところ、以下のことが判明。
・２号機使用済燃料プール代替冷却系一次系ポンプ（Ｂ）に漏えい等の異常は確認されなかった。
・２号機使用済燃料プール代替冷却系の空気作動弁に、作動用空気を供給している空気圧縮機が停止。（空気圧縮機は２台設置されており、通常は１台運転、１台は待機状
態）

・警報は「系統入口流量低」が発生したが、他に異常を示す警報は発生していない。
同日午後８時 40 分に待機状態であった空気圧縮機（Ｂ）の健全性を確認後、起動し、同日
午後９時５分～午後９時６分に空気作動弁の開閉試験を行い問題がないことを確認。その後、同日午後９時 26 分に２号機使用済燃料プール代替冷却系一次系ポンプ（Ｂ）を起動し、使用済燃料プールの冷却を再開。同日午後 11 時現在、使用済燃料プール水温度は17.3℃であり、停止時の 16.7℃からの上昇は、運転上の制限値（65℃）に対して余裕があり、使用済燃料プール水温度の管理上問題なし。
なお、２号機使用済燃料プール代替冷却系が自動停止した経緯については、調査したとこ
ろ、２号機使用済燃料プール一次系システムの出入口弁（空気作動弁）に空気を供給している空気圧縮機の操作スイッチが「停止」になっていたことにより、空気貯槽の圧力が低下
し、その後、空気作動弁への供給圧力が低下して出口弁が閉動作したことにより、２号機使用済燃料プール代替冷却系一次系ポンプ（Ｂ）が停止したことが判明。空気圧縮機の操作スイッチが「停止」になっていた原因については、今後調査していく。
また、モニタリングポスト指示値の有意な変動は確認されていない。
【滞留水の移送】・１号機タービン建屋地下→１号機廃棄物処理建屋
１月 13 日午前９時 30 分～午後４時 42 分
３月２日午前 10 時８分～午後４時 58 分
４月２日午前９時 50 分～午後５時
４月 11 日午前９時 41 分～午後６時９分
４月 23 日午後６時 23 分～４月 24 日午前９時 26 分
５月 17 日午前９時 29 分～５月 17 日午後６時 24 分
５月 31 日午前９時 40 分～５月 31 日午後６時 40 分
６月 14 日午前９時 50 分～６月 14 日午後６時 31 分
６月 22 日午前９時 34 分～６月 22 日午後６時 28 分
７月 10 日午前９時 49 分～午後６時 35 分
７月 28 日午後５時 26 分～７月 29 日午前９時 30 分
８月 27 日午前 9 時 54 分～８月 27 日午後６時 15 分
９月 10 日午前 9 時 33 分～９月 10 日午後６時 32 分
10 月９日午前 9 時 26 分～10 月９日午後６時 16 分
10 月 15 日午後５時 55 分～10 月 16 日午後１時 28 分
10 月 26 日午前 10 時 00 分～10 月 26 日午後３時 57 分
11 月６日午前９時 50 分～11 月６日午後４時８分
11 月 19 日午前 10 時 19 分～11 月 19 日午後５時 52 分
11 月 30 日午前９時 50 分～11 月 30 日午後５時 40 分
12 月 21 日午後５時 41 分～12 月 22 日午前 10 時７分【原子炉格納容器および原子炉圧力容器への窒素注入】※平成 23 年４月７日より、原子炉格納容器への窒素封入を実施。
※平成 23 年 11 月 30 日より、原子炉圧力容器への窒素封入を実施。

・１号機におけるジェットポンプ計装ラックラインを用いたＲＰＶ内への窒素封入試験を７月 28日から８月 27 日にかけて実施。窒素封入試験中において、プラントパラメータ等の数値に有意な変動がないことを確認。なお、試験後の窒素封入状況については、試験実施前の窒素封入量に戻した。（原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン窒素封入量：30Ｎｍ３／ｈ）【１号機原子炉建屋カバー解体工事】
・使用済燃料プールからの燃料取り出しに向け、原子炉建屋５階に堆積した瓦礫の撤去作業を進めるため、原子炉建屋カバーの解体を行う。当該カバーを解体しても、１～３号機からの放射性物質の放出による敷地境界線量（0.03mSv/y）への影響は少ないものと評価。当該カバー解体作業は、飛散防止剤散布やガレキ吸引・ダスト吸引等の放射性物質の飛散抑制対策を十分に実施する。10 月 22 日午前７時８分、飛散抑制対策の一環として、当該カ
バー屋根パネルを取り外す前に同パネルに孔をあけ、飛散防止剤を散布する作業を開始。
作業にあたっては、ダストモニタおよびモニタリングポストのダスト濃度等の監視を十分に行いながら着実に作業を進める。
・10 月 28 日午前８時 23 分頃、１号機原子炉建屋カバー解体工事において、屋根パネル孔部（南２屋根パネル No.36）より飛散防止剤を散布中に、先端ノズル部が風により動き、孔の開口が目測で約１ｍ×約２ｍの三角型に拡大。調査の結果、飛散防止剤散布中に風が強くなってきたことから（瞬間風速 18m/s）、当該作業を中断するため先端ノズルを引き抜いている最中に、飛散防止剤散布機が風にあおられ、孔の開口が拡大したことがわかった。また、当該作業を中断して以降、その後も風が強い状態が続いたことから、当日の作業は順延とした。なお、孔の開口が拡大した状態（約１ｍ２）で、放出量評価に与える影響は少ないことを確認している。
10 月 29 日午前８時 45 分、屋根パネル貫通孔からの飛散防止剤の散布が終了。当該作業期間中において、各ダストモニタおよびモニタリングポストの指示値に有意な変動はなかった。
・１号機の原子炉建屋カバー屋根パネル２枚（南３，北３）の取り外し作業については、10 月
31 日午前７時 18 分に１枚目（南３）の取り外し作業を開始。また、ダストモニタおよびモニタリ
ングポストのダスト濃度等については、同日午前７時 30 分現在で有意な変動は確認されていない。
・１号機の原子炉建屋カバー屋根パネル２枚目の取り外し作業については、平成 26 年 11 月
10 日午前８時 31 分に取り外し（吊降ろし）作業が終了。当該作業期間中において、ダストモ
ニタの濃度およびモニタリングポストの指示値に有意な変動は確認されていない。今後、取り外した屋根パネル（南３，北３）の開口部から、再度、堆積している瓦礫等へ飛散防止剤の散布を行い、空気中のダスト濃度を確認した上でオペレーティングフロアの瓦礫の状況調査等を実施する。
・１号機の原子炉建屋カバー屋根パネル２枚（北３，南３）の戻し作業については、12 月４日
午前８時 31 分に１枚目（北３）、同日午後０時９分に２枚目（南３）の戻し作業が終了。ダストモ
ニタおよびモニタリングポストの指示値については、有意な変動は確認されていない。また、本作業に合わせ、10 月 28 日に発生した、屋根パネル孔部（南２屋根パネル No.36）の開口拡大について、南３屋根パネルに拡大した孔部を覆うためのはね出し部材を取り付け、南３屋根パネルを戻したことにより、拡大した孔部を上面から覆う処置を実施。

【その他】
・１月 31 日、海側遮水壁工事（港湾内）における遮水壁内側の埋め立てにより、１号機スクリーン室前面に設置したシルトフェンスが不要となることから、撤去を実施。
・３月 14 日午前 11 時 15 分頃、１号機タービン建屋１階通路南側付近において、約２ｍ×約10ｍ範囲の水溜まりがあること、また、天井から水が壁を伝って流れ込んでいることを当社社員が確認した。現在、現場の状況を確認しているが、屋外への漏えいは確認されていない。
今後、当該箇所に溜まっている水の分析を実施する。
その後、現場確認を行ったところ、タービン建屋と原子炉建屋間に水が流入していることを確認。また、溜まり水の分析結果は以下の通りであり、建屋内滞留水の分析結果（1,000,000～10,000,000 Bq/Ｌ オーダー）と比較して十分低い値であることを確認。このことから、当該箇所の水溜まりについては、雨水であると判断している。
＜当該溜まり水の分析結果：３月 14 日採取分＞
・セシウム 134：17,000 Bq/Ｌ・セシウム 137：49,000 Bq/Ｌ
なお、３月 13 日の雨の影響により、天井部からの水の流入については、幅約５ｍで断続的に発生していたが、３月 15 日午前時点で流入がほぼ停止（数秒に一滴程度）した。
また、３月 14 日に当該水溜まり周囲に土のうを設置しており、土のう内の水（約 400 リットル）
は、３月 15 日午前 11 時から午後０時 30 分に１号機廃棄物処理建屋地下階に移送を実施した。
・４月４日午前４時 49 分から、１号機原子炉格納容器内温度計（ＰＣＶ温度計：ＴＥ―１６２５Ｔ
３）の指示値が、17.2℃（午前４時 00 分時点）から－20.0℃に低下し、現在も継続している。
その他の原子炉格納容器内温度計およびプラントパラメータには、有意な変化は確認されていない。現場調査の結果、当該温度計のケーブル接続部（コネクタ）が、保護管（エフレックス）内で水に浸かっていることを確認。また、保護管内の水からケーブル接続部を引き上げたところ、当該温度計の指示値が変動前と同等の値に復帰したことを確認。よって、ケーブル接続部における浸水が指示変動の原因と推定。対策として、被水した当該温度計のケーブル接続部（コネクタ）の乾燥を行った上で、ケーブル接続部（コネクタ）およびケーブル
保護管（エフレックス）の被水防止養生を実施。その後、当該温度計について電気的特性の確認による健全性評価を行ったところ、発生前と同等であることを確認。このことから、４月９日午後０時より当該温度計による監視を再開。
・10 月６日午前 10 時 59 分頃、１号機タービン建屋１階南側電気品室の漏えい検知器が動作。
現場を確認したところ、台風の影響により、１号機廃棄物処理建屋入口上部にあるダクト貫通部から流れ込んだ雨水が、漏えい検知器を動作させていることを確認。
・１～３号機放水路については、平成 26 年４月より溜まり水および降雨時の流入水による水質調査を実施していたが、９月までの調査結果において主にセシウムによる汚染は確認されているものの、建屋滞留水や海水配管に比べて十分に低い濃度＊であった。10 月 15 日に台風後の放水路溜まり水の調査を行ったところ、１号機放水路上流側立坑において、セシウム 137 が 6.1×10４ Bq/L（セシウム 134：2.0×10４ Bq/L）とこれまでに比べて大幅に高い濃度であることを確認。上昇した原因については、台風の豪雨により汚染土壌を含んだ雨

水が、排水管または排水管脇の水抜き管から立坑を通じて１号の放水路に流入したものと想定。また、その後の調査（10 月 22 日採取）においても、１号機放水路上流側立坑におけるセシウム 137 が 1.2×10５ Bq/L（セシウム 134：4.1×10４ Bq/L）とさらに上昇していることを確認。モバイル処理装置による浄化を出来るだけ早く開始できるよう準備を実施し、また、タービン建屋周辺の調査、除染を行っていくとともに、上昇原因の調査および溜まり水の浄化に向けた準備を進めることとする。なお、以下の理由により、本事象による外部への影響は無いものと考える。
・当該放水路の水位は地下水の水位より低いことから、放水路から地下水への流出は無いと考えらること。
・当該放水路は土砂により閉塞しており、さらに放水路出口は海側遮水壁の内側であり、埋立が終了していることから、直接外洋に流出しないこと。
・港湾内外のセシウム濃度は、台風後も特に有意な変動が確認されていないこと。
＊＜９月 26 日採取＞
セシウム 134：3.2×10２ Bq/L、セシウム 137：9×10２ Bq/L
・１号機放水路立坑水の分析を実施（10 月 27 日採取）。１号機放水路上流側立坑におけるセシウム 137 が前回値 120,000 Bq/L から 95,000Bq/L、全ベータ放射能が前回値 150,000
Bq/L から 120,000 Bq/L と低下傾向が見られることを確認。一方、１号機放水路下流側立坑におけるセシウム 137 が前回値 4,100 Bq/L から 5,300 Bq/L、全ベータ放射能が前回値
5,400 Bq/L から 7,600 Bq/L と若干の上昇傾向を確認した。なお、トリチウム濃度については、
いずれも前回値と比較して有意な変動はなかった。

２号機【原子炉への注水】・汚染水処理の負荷低減等を踏まえた原子炉注水量の低減操作として、２号機の原子炉注水について、１月８日午前 10 時 17 分、炉心スプレイ系からの注水量を約 3.5m3/h から約3.0m3/h へ変更（給水系からの注水量は約 2.0m3/h で継続中）。
その後、冷却状態を確認し、問題がないことから、１月 15 日午前 10 時 20 分、炉心スプレイ
系の注水流量を 3.0m3/h から 2.5m3/h へ変更（給水系からの注水量は約 2.0m3/h で継続
中）。
・１月 31 日午前 10 時 34 分、原子炉への注水量の変動が確認されたため、炉心スプレイ系からの注水量を約 2.2 m3/h から約 2.5 m3/h に調整（給水系からの注水量は約 2.0 m3/h で継続中）。
・２号機原子炉注水については、今後の作業や工事において、炉心スプレイ系を停止して給水系で全量注水する対応が必要となることから、事前に給水系の全量注水試験を実施し、原子炉冷却状態への影響を確認することとしており、原子炉注水総量（4.5ｍ3/h）を維持しながら、段階的に炉心スプレイ系から給水系に乗せ替える操作を実施。
２月６日午後１時 19 分、原子炉注水流量の調整を以下の通り実施。
炉心スプレイ系原子炉注水流量：2.5 m3/h から 1.5 m3/h
給水系原子炉注水流量：2.0 m3/h から 2.9 m3/h

２月 12 日午前 10 時 23 分、原子炉注水流量の調整を以下の通り実施。
炉心スプレイ系原子炉注水流量：1.5 m3/h から 1.0 m3/h
給水系原子炉注水流量：2.9 m3/h から 3.5 m3/h
２月 17 日午後２時 27 分、原子炉注水流量の調整を以下の通り実施。
炉心スプレイ系原子炉注水流量：0.9 m3/h から 0.0 m3/h
給水系原子炉注水流量：3.5 m3/h から 4.5 m3/h
２月 17 日より、給水系にて全量注水を行ってきたが、監視パラメータは安定しており、原
子炉冷却状態に異常がないことを確認したことから、２月 26 日午前 10 時 50 分、原子炉
注水流量の調整を以下の通り実施（原子炉注水総量は変更なし）。
炉心スプレイ系原子炉注水流量：0.0 m3/h から 2.5 m3/h
給水系原子炉注水流量：4.5 m3/h から 2.0 m3/h
なお、調整後の原子炉注水流量は安定しており、圧力容器底部温度等に有意な変動は確認されていない。
・４月 26 日午前９時 26 分、原子炉への注水量の変動が確認されたため、給水系からの注水量を約 1.8m3/h から約 2.0m3/h に調整（炉心スプレイ系からの注水量は約 2.5m3/h で継続
中）。
・平成 25 年８月、２号機の原子炉格納容器（ＰＣＶ）内部調査の実施に合わせ、温度計の設
置作業を実施。本作業において、温度計８個（１本のケーブルに直列に取付）のうち、２個は予定された位置で温度測定が可能になり、保安規定第 138 条（格納容器内温度）の監視計
器：ＰＣＶ温度（TE-16-007、008）として運用していたが、残り６個の温度計(TE-16-001～006)はＰＣＶ内の構造物に干渉し、予定された位置での温度測定ができず、結果的にＰＣＶ
内気相部の温度を測定している状況となった。その後、ＰＣＶ内の構造物に干渉した原因が温度計挿入時の回転操作にあることを確認。温度計再設置の作業ステップを確立したので、
平成 26 年５月 20 日、この６個の温度計を当初予定していた位置（ＰＣＶ内気中部および水中部）へ再設置する作業を開始する予定。再設置作業の一環として、５月 15 日午前８時 35
分にＰＣＶ温度（TE-16-007、008）を監視用温度計から除外。なお、再設置作業期間中は他の計器（既設ＰＣＶ監視温度計５個）により、冷却状態を監視。
２号機原子炉格納容器（ＰＣＶ）内部の新設温度計（TE-16-007､008）については、監視用温度計から除外していたが、５月 20 日より当初予定していた位置（ＰＣＶ内気中部および水中部）へ再設置する作業を行い、６月６日にＰＣＶ内の雰囲気温度および滞留水温度を測定できる位置に設置が完了した。設置後の電気的特性（直流抵抗・対地間抵抗）にも問題がないことから、ＰＣＶ内の温度を計測可能な設置状態であることを確認。また、設置から１ヵ
月程度の温度トレンドにより、注水温度や外気温度の変動に応じた挙動を示していること、
および指示も安定していることから、新設温度計は本来指示すべき値を示していると判断した。このことから、７月 17 日午前０時より、新設温度計（TE-16-007､008）を実施計画３章第１編第 18 条に定める原子炉の冷却状態を監視する監視温度計器として選定し、監視を行っている。
・平成 26 年６月４日午前 11 時 18 分、原子炉への注水量の変動が確認されたため、給水系からの注水量を約 1.7m3/h から約 2.0m3/h に調整（炉心スプレイ系からの注水量は約2.5m3/h で継続中）。
【使用済燃料プール代替冷却】※平成 23 年５月 31 日より、本格運用を実施。

・平成 26 年１月 27 日午前 10 時 38 分、２号機使用済燃料プール代替冷却系について、電源切替のため冷却を停止（停止時プール水温度：11.7℃）。その後、作業が終了したことか
ら、同日午前 11 時 48 分に使用済燃料プール代替冷却系を起動。なお、運転状態について異常なし。また、使用済燃料プール水温度は冷却停止時の 11.7℃から上昇はなく、運転上の制限値 65℃に対して余裕があり、使用済燃料プール水温度の管理上問題ない。
・平成 26 年５月 12 日午前６時 10 分、使用済燃料プール代替冷却系について、当該系の遠隔監視装置の信頼性向上工事を行うため冷却を停止（停止時プール水温度：17.3℃）。５月
14 日午後０時 30 分、作業が終了したことから、使用済燃料プール代替冷却系を起動。なお、運転状態について異常なし。また、使用済燃料プール水温度は冷却停止時の 17.3℃から
22.7℃まで上昇したが、運転上の制限値 65℃に対して余裕があり、使用済燃料プール水温度の管理上問題ない。
【滞留水の移送】・２号機タービン建屋地下→３号機タービン建屋地下
平成 25 年 12 月 31 日午前９時 34 分～平成 26 年 1 月 7 日午前９時 25 分
１月 12 日午前９時 55 分～１月 19 日午前９時 28 分
１月 26 日午前９時 33 分～２月３日午前９時 27 分
２月 10 日午前 10 時～２月 18 日午前９時 28 分
２月 22 日午前 10 時 37 分～３月２日午前９時 38 分
３月８日午前 10 時５分～３月 20 日午前９時 32 分
３月 27 日午前９時 49 分～４月 10 日午前９時 50 分
４月 15 日午前 10 時９分～４月 16 日午前９時 31 分
４月 16 日午後４時 16 分～４月 17 日午後６時 53 分
４月 18 日午後４時 39 分～４月 25 日午前９時 42 分
５月１日午前 10 時 10 分～５月 10 日午前９時 18 分
５月 17 日午前９時 57 分～５月 25 日午前９時 51 分
５月 29 日午前 10 時 35 分～６月５日午前９時７分
６月 16 日午後４時～６月 23 日午前 10 時 13 分
６月 29 日午前９時 52 分～７月６日午前９時 58 分
７月 10 日午前 10 時 28 分～７月 17 日午前 10 時２分
７月 22 日午前９時 50 分～７月 31 日午前 10 時５分
８月 15 日午前 10 時 00 分～８月 21 日午後７時 13 分
10 月 11 日午前 10 時 46 分～10 月 25 日午前 9 時 53 分
11 月 13 日午後３時７分～11 月 26 日午前９時 25 分
12 月５日午前 10 時 47 分～12 月 22 日午前９時 26 分
・２号機タービン建屋地下→集中廃棄物処理施設（高温焼却炉建屋）
１月 19 日午前 10 時 12 分～１月 20 日午前９時 29 分
４月 25 日午前 10 時 57 分～４月 27 日午前９時 46 分
５月 10 日午前 10 時 14 分～５月 12 日午前９時 36 分
６月９日午後４時 30 分～６月 16 日午後２時 53 分
６月 27 日午前 10 時 16 分～６月 29 日午前９時 13 分
８月７日午前 10 時 22 分～８月 15 日午前９時 27 分
８月 2７日午前 10 時 37 分～８月 31 日午後６時８分
９月３日午前 10 時 47 分～９月 26 日午前９時 20 分

９月 27 日午後２時 41 分～10 月 1 日午前 10 時 13 分
10 月２日午前 11 時７分～10 月 11 日午前９時５分
10 月 27 日午前 10 時 43 分～11 月 11 日午前９時 54 分
11 月 26 日午前 10 時 23 分～12 月５日午前 9 時 36 分
12 月 22 日午前９時 58 分～【その他】
・平成 26 年１月 28 日より、２号機の燃料取り出し計画検討のため、原子炉建屋オペレーティ
ングフロア内の現場調査を実施。
・２月 18 日、２号機原子炉圧力容器温度計（ＴＥ－２－３－６９Ｒ）の点検において、絶縁抵抗測定を実施したところ、０オーム（Ω）を指示することを確認。その後の評価により、温度計に短絡が発生しているものと推定され、原子炉圧力容器温度監視機能を発揮できていない状態と判断。
原因として、絶縁抵抗測定時に誤った電圧を印加したことにより、当該温度計に影響を与えた可能性が否定できないことから、今後、対策について検討することとし、当該温度計については交換のための準備を進める。なお、当該温度計は原子炉圧力容器底部温度を監視していたが、近傍にある温度計（ＴＥ－２－３－６９Ｈ３）により監視することが可能。
・２月 25 日、海側遮水壁工事（港湾内）における遮水壁内側の埋め立てにより、２号機スクリーン室前面に設置したシルトフェンスを撤去。
・３月 20 日午前 11 時９分、２号機原子炉建屋排気設備＊出口ダスト放射線モニタＡ系の指示値が 9.96×10-8Bq/cm3 から 2.24×10-4Bq/cm3 に上昇し、「ダスト放射線モニタ高」警報が発生。その後、同日午前 11 時 11 分に指示値が通常に戻り、警報は解除した。同日午後０時現在、プラントパラメータについて異常は確認されていない。その後、同建屋排気設備
出口ダスト放射線モニタＢ系の指示値についても、同日午前 11 時９分にＡ系と同様に変動
し、午前 11 時 11 分に指示値が戻っていたことを確認。なお、排気設備出口ダスト放射線モ
ニタＢ系では、「ダスト放射線モニタ高」の警報発生には至っていない。モニタリングポスト指
示値および付近の可搬型ダストモニタの指示値に異常がないこと、排気設備出口ダスト放射線モニタの指示値が通常値に戻っていることから、周辺環境への影響はないものと考えている。
＊原子炉建屋排気設備…２号機原子炉建屋には排気設備が設置されており、建屋内の空
気をフィルタに通して放射性物質を除去したうえで排気している。排気の際に、排気設備出
口側空気のダストの監視を行う設備（Ａ系、Ｂ系）がある。
その後の現場調査において、当該ダスト放射線モニタが設置されているコンテナハウス付
近（屋外）にて、警報発生時にガレキ搬出機器の移動作業を実施していたことがわかった。
当該ダスト放射線モニタの建屋側にある放射性物質除去用に設置された排気設備のフィル
タユニットの線量計指示に変動はなかった。
また、当時、２号機原子炉建屋内でダストが発生する作業は実施していなかったことから、同モニタの指示値の変動は、ガレキ搬出機器（表面線量約 4.4mSv/h）の吊り上げ、吊り下ろしの影響によるものと推定した。
当該ダスト放射線モニタのフィルタろ紙のガンマ線核種分析を実施したところ、同モニタＡ系
およびＢ系のセシウム 134、セシウム 137 などのガンマ線核種は、全て検出限界値未満だったことから放射性物質の放出はなかったものと考えている。
・８月 24 日、２号機海水配管トレンチ立坑Ａの水位計の測定値に急上昇を確認。そのため、現場にて立坑Ａの水位を測定したところ、立坑Ｃおよび２号機タービン建屋の水位計による測定値と大きな差がないことを確認。以上のことから、立坑Ａの水位計の故障と判断。今後、２号機海水配管トレンチ立坑の水位は立坑Ｃに設置している水位計にて管理していく。
・２号機海水配管トレンチについては、タービン建屋からの流入水を防ぐため凍結による止水対策を実施中であり、今後海水配管トレンチの閉塞を目的にグラウト充填工事を計画している。グラウト充填工事に先立ち、凍結止水の効果確認、タービン建屋と立坑の接続部の連
通性確認および海水配管トレンチ内への地下水流入確認を実施するため、11 月 17 日午前
９時 39 分、２号機立坑Ｃから海水配管トレンチ内の滞留水を集中廃棄物処理施設（プロセス
主建屋）に移送開始。同日午後３時 22 分、移送終了。

３号機【原子炉への注水】
・1 月 14 日午前 10 時 41 分、３号機原子炉建屋１階における無人重機による障害物等の撤去作業において、原子炉注水系の炉心スプレイ系注水ライン近傍での作業を行うことから、念のため、炉心スプレイ系からの注水を停止し、給水系による全量注水への切替操作を実施。
炉心スプレイ系原子炉注水流量：3.5 m3/h から 0 m3/h
給水系原子炉注水流量：1.8 m3/h から 5.5 m3/h
１月 30 日午後１時 38 分、作業終了に伴い３号機原子炉注水量については、変更前の流量に戻す操作を実施。
炉心スプレイ系原子炉注水流量：0 m3/h から 3.5 m3/h
給水系原子炉注水流量：5.5 m3/h から 2.0 m3/h
・汚染水処理の負荷低減等を踏まえた原子炉注水量の低減操作として、３号機の原子炉注水について、２月４日午前 10 時 12 分、炉心スプレイ系からの注水量を約 3.4m3/h から約3.0m3/h へ変更（給水系からの注水量は約 2.0m3/h で継続中）。
・汚染水処理の負荷低減等を踏まえた原子炉注水量の低減操作として、３号機の原子炉注水について、２月 12 日午前 10 時 37 分、炉心スプレイ系からの注水量を約 3.0m3/h から約2.5m3/h へ変更（給水系からの注水量は約 2.0m3/h で継続中）。なお、調整後の原子炉注水流量は安定しており、圧力容器底部温度等に有意な変動は確認されていない。
・11 月８日午前 11 時 29 分、原子炉への注水量の変動が確認されたため、給水系からの注水量を約 2.2m3/h から約 2.5m3/h に調整（炉心スプレイ系からの注水量は約 1.9m3/h で継続中）。
・11 月 25 日午前９時 28 分、２号機海水配管トレンチの閉塞を目的とした閉塞材料の充填作業を開始し、同日午前 11 時 53 分に終了。なお、閉塞材料の充填作業により、当該トレンチの水位上昇が予測されることから、福島第一原子力発電所特定原子力施設に係る実施計
画に定められている、運転上の制限（ＯＰ＋3.5ｍ）を超えないよう管理し、当該トレンチ内の滞留水を必要に応じて２号機タービン建屋へ断続的に移送。
【使用済燃料プール代替冷却】※平成 23 年７月１日より、本格運用を実施。

・２月 24 日、使用済燃料プール代替冷却系の二次系冷却塔へのろ過水散布水停止の影響を確認するため、現在使用している冷却塔Ｂ系をＡ系に切り替えて行う予定であったが、冷却塔Ａ系のファンベルトに緩みが確認されたため中止。その後、冷却塔Ａ系のファンベルト調整が終了したことから、２月 26 日午後２時に冷却塔をＢ系からＡ系へ切替えて散布水停止の影響調査を開始。その後、調査が終了したため、３月 18 日午前 11 時 35 分に散布水を復旧。
なお、散布水復旧後の運転状態に異常はなく、プール水温度は 22.1℃（平成 26 年３月 18
日午前 11 時データ）であり、運転上の制限値 65℃に対して、使用済燃料プール水温度の管理上問題なし。
・４月 23 日午前７時５分、使用済燃料プール代替冷却系について、使用済燃料プール内の燃料交換機本体撤去作業に伴い、当該機器に残存している油が万が一、当該代替冷却系に混入することを防止するため停止。以降、４月 23 日～６月上旬の間、原則毎週月曜日午前７時～土曜日午後４時の間停止を予定し、停止時間は最長で 129 時間（毎週土曜日午後４時～月曜日午前７時の間は運転）。なお、冷却停止時の使用済燃料プール水温度は 15.4℃
で、冷却停止時のプール水温度上昇率評価値は 0.119℃/h※で、停止中のプール水温上
昇は約 15℃と評価されることから、運転上の制限値 65℃に対して余裕があり、使用済燃料プール水温度の管理上問題ない。また、作業にあたっては運転上の制限値 65℃に十分な余裕を持った水温として、45℃を超えることがないよう、使用済燃料プール代替冷却系停止前のプール水温度を 29℃以下として管理する。
５月 16 日、当該撤去作業に用いるクローラクレーンに不具合が確認されたため、現在、当該撤去作業を中断。これまでの調査において修理点検に期間を要すると判断したことから、当初予定していた６月上旬までの同冷却系の停止運用期間を延長。
※冷却停止時のプール水温度上昇率評価値については、適宜見直しており、５月 15 日より
0.118℃/h となる。なお、今後の評価については、本評価を用い従来通り運転上の制限値
65℃に対して余裕があり、使用済燃料プール水温度の管理上問題ないことを確認する。また、作業にあたっては運転上の制限値 65℃に十分な余裕を持った水温として、45℃を超えることがないよう管理する。
＜作業実績＞
・４月 23 日午前７時５分停止（停止時温度：15.4℃）、４月 26 日午後４時 37 分起動（起動時温度：22.9℃）
・４月 28 日午前６時 34 分停止（停止時温度：19.7℃）、４月 30 日午後２時６分起動（起動後の温度：23.3℃）
・５月８日午前６時 44 分停止（停止時の温度：16.9℃）、５月 10 日午後３時 13 分起動（起動後の温度：21.9℃）
・５月 15 日午前６時 27 分停止（停止時の温度：19.5℃）、５月 17 日午前 11 時７分起動（起動後の温度：24.4℃）
・平成 26 年６月 24 日午前６時 10 分、使用済燃料プール代替冷却系について、凍土遮水壁の準備作業の一環として変圧器受電ケーブル移設を実施するため冷却を停止（停止時プール水温度：23.5℃）。６月 24 日午後４時 46 分、作業が終了したことから、使用済燃料プール代替冷却系を起動。なお、運転状態について異常なし。また、使用済燃料プール水温度
は冷却停止時の 23.5℃から 24.3℃まで上昇したが、運転上の制限値 65℃に対して余裕があり、使用済燃料プール水温度の管理上問題ない。
・使用済燃料プール内の燃料交換機本体撤去作業については、５月 16 日に当該作業で使用していたクローラクレーンに不具合が確認されたため、中断していた。その後、予定していたクローラクレーンの年次点検にあわせて、不具合箇所の修理が完了したことから、８月
25 日より当該作業を再開することとした。
作業の再開に伴い、燃料交換機撤去対象機器に残存している油が使用済燃料プール代
替冷却系に混入することを防止するため、８月 25 日～10 月中旬（予定）の間、原則毎週月曜日午前７時～土曜日午後４時の間、当該冷却系を停止する（停止時間は最長で 129 時間、
毎週土曜日午後４時～月曜日午前７時の間は運転予定）。なお、冷却停止時の使用済燃料プール水温度は 28.4℃、冷却停止時のプール水温度上昇率評価値は 0.114℃/h で、停止中のプール水温上昇は約 15℃と評価されることから、運転上の制限値 65℃に対して余裕があり、使用済燃料プール水温度の管理上問題ない。また、水温は運転上の制限値
65℃に十分な余裕を持った 45℃を超えることがないよう、同冷却系停止前のプール水温度を 29℃以下として管理する。
＜作業実績＞
８月 25 日午前５時 50 分停止（停止時温度：28.4℃）
８月 29 日午後２時 37 分起動【滞留水の移送】・３号機タービン建屋地下→集中廃棄物処理施設（高温焼却炉建屋）
平成 25 年 12 月 17 日午後４時～平成 26 年１月 21 日午前９時 14 分
平成 26 年１月 24 日午後２時 37 分～３月 10 日午前９時 35 分
平成 26 年３月 12 日午後３時 48 分～４月 16 日午前９時 52 分
平成 26 年４月 16 日午後４時６分～４月 17 日午後７時 14 分
平成 26 年４月 18 日午後４時６分～４月 21 日午前９時 22 分
平成 26 年４月 24 日午前 10 時 34 分～６月５日午前９時 29 分
平成 26 年６月 16 日午後２時 42 分～８月 11 日午前９時 58 分
平成 26 年８月 14 日午後 10 時 30 分～８月 18 日午後７時３分
平成 26 年８月 19 日午後４時 18 分～平成 26 年９月６日午後６時
平成 26 年９月 13 日午前 10 時９分～平成 26 年９月 18 日午前 10 時３分
平成 26 年９月 24 日午後１時 33 分～９月 30 日午前９時 58 分
平成 26 年 10 月２日午前 10 時 10 分～10 月７日午前 10 時
平成 26 年 10 月 11 日午前 10 時５分～10 月 28 日午後４時１分
平成 26 年 11 月１日午後４時 13 分～11 月３日午前９時 37 分
平成 26 年 11 月５日午後４時 14 分～12 月 14 日午前９時 35 分
・３号機タービン建屋地下→プロセス主建屋
平成 26 年３月 10 日午前９時 51 分～平成 26 年３月 12 日午後３時 32 分
平成 26 年３月 15 日午前 10 時 14 分、移送ポンプを１台運転から２台運転とするため、操作を実施。
平成 26 年４月 21 日午前９時 34 分～４月 24 日午前９時 54 分
平成 26 年６月９日午後４時 50 分～６月 16 日午後３時２分
平成 26 年 12 月 14 日午前９時 34 分～【３号機原子炉建屋５階中央部近傍（機器貯蔵プール側）での湯気発生状況】

湯気の有無をカメラで確認した日時、至近の気象データは以下の通り
・１月２日午前７時 44 分頃、湯気発生を確認（午前７時 40 分時点の気象データは、気温
3.9℃、湿度 91.2％）。１月３日午前７時 42 分頃、湯気が確認されなくなった（午前７時 40 分
時点の気象データは、気温 1.4℃、湿度 67.7％）。
･１月９日午前７時 51 分頃、湯気発生を確認（午前７時 50 分時点の気象データは、気温
3.8℃、湿度 94.2％）。１月 12 日午前７時 55 分頃、湯気が確認されなくなった（午前８時時点の気象データは、気温 2.1℃、湿度 67.3％）。
・１月 16 日午前７時 53 分頃、湯気発生を確認（午前７時 50 分時点の気象データは、気温-1.1℃、湿度 86.0％）。１月 17 日午前８時 15 分頃、湯気が確認されなくなった（午前８時 20
分時点の気象データは、気温 1.7℃、湿度 74.6％）。
・１月 18 日午前８時 20 分頃、湯気発生を確認（午前８時 20 分時点の気象データは、気温
1.2℃、湿度 83.2％）。１月 19 日午前８時 15 分頃、湯気が確認されなくなった午前８時 10分時点の気象データは、気温 2.0℃、湿度 74.5％）。
・２月９日午前８時 15 分頃、３号機原子炉建屋５階中央部近傍より、湯気が発生していること
をカメラにて確認。同日午前８時 24 分時点のプラント状況、モニタリングポストの指示値等に異常は確認されていない（午前８時 20 分時点の気象データは、気温 1.9℃、湿度 94.0％）。
その後、２月 12 日午前８時 15 分頃には、湯気が確認されなくなった。なお、同日午前８時
22 分時点におけるプラント状況、モニタリングポスト指示値に異常は確認されていない。（午前８時 20 分時点の気象データは、気温 2.6℃、湿度 62.7％）。
３月 30 日午前８時 20 分頃、３号機原子炉建屋５階中央部近傍より湯気が発生していること
をカメラにて確認。同日８時 25 時点のプラント状況、モニタリングポストの指示値等に異常は確認されていない（午前８時 20 分時点の気象データは、気温 7.8℃、湿度 94.7℃）。３月 31
日午前８時 15 分頃、湯気が確認されなくなった。午前８時 20 分時点の気象データは、気温
12.0℃、湿度 46.4％）【その他】
・１月 18 日午後２時 40 分頃、３号機原子炉建屋瓦礫撤去用ロボットのカメラ画像を確認していた当社社員が、３号機原子炉建屋１階北東エリアの主蒸気隔離弁室の扉付近から、水が、
当該扉近傍に設置されている床ドレンファンネル（排水口）に幅約 30cm で流れ込んでいることを発見した。
当該漏えい水は、原子炉建屋最地下階の床ドレンサンプへつながる床ドレンファンネルへ流入しており、原子炉建屋外への流出はない。なお、モニタリングポスト指示値の有意な変動、およびプラントパラメータ（原子炉注水流量、原子炉圧力容器底部温度、格納容器内温度等）の異常は確認されていない。当該漏えい箇所の雰囲気線量は約 30mSv/h。
当該漏えい水は、原子炉に注水している水に比べて放射能濃度が高く、水温も高いことから、原子炉に注水している水の直接漏えいによるものではないと考えている。
引き続き、漏えいの原因等について調査を行う。
その後、１月 21 日午後１時 20 分、カメラ映像にて、流量がこれまでに確認されている量から大幅に低下していることを確認した。なお、午後１時 47 分現在において、プラントパラメータ（原子炉注水流量、原子炉圧力容器底部温度、格納容器内温度等）の有意な変化は確認

されていない。引き続き、漏えい原因や漏えい流量の変化等について調査を行う。
５月 15 日、当該室内の調査を行った結果、主蒸気配管（Ｄ）の伸縮継手周辺から鉛筆２～４
本程度の漏えいを確認。なお、主蒸気配管（Ａ・Ｂ・Ｃ）と主蒸気系ドレン配管からの漏えいは確認されていない。
・３月 25 日午前 10 時 20 分頃、３号機海側モバイル処理装置＊にて、漏えい検知器が作動。
現場状況を確認したところ、吸着塔に設置したドレンパン内に水が溜まっていることを確認。
漏えいした水は、同処理装置内のドレンパンの中に収まっており、外部への汚染水の流出はない。漏えいした水は、吸着塔の空気抜きラインからの水を受けるために接続されているポリタンクから溢れたものと推定。なお、同処理装置の自動停止に伴い、漏えいは停止。
漏えい量について、ドレンパンの大きさ約 3.3ｍ×約 2.0ｍ、深さが実測値で 19mm であることから、約 101Ｌと推定。
ドレンパン内に漏えいした水の分析結果は以下のとおり。
・セシウム－134
1.2×10３ Bq/L・セシウム－137
3.5×10３ Bq/L・コバルト－60
1.2×10２ Bq/L・マンガン－54
9.7×10１ Bq/L
・全ガンマ
4.94×10３ Bq/L
・全ベータ
7.3×10６ Bq/L
〔参考：モバイル処理装置処理前の水（吸着塔入口）：３月 24 日採取分〕
・セシウム－134
1.1×10５ Bq/Ｌ・セシウム－137
2.9×10５ Bq/Ｌ
以上から、ドレンパン内に漏えいした水のガンマ核種の全放射能量は約 5.0×10５ Bq、ベータ核種の全放射能量は、約 7.4×10８ Bq と推定。今後、水の回収を行う。
現場調査として、吸着塔をろ過水により加圧したところ、吸着塔出口空気抜きラインから水が流れ出てくることを確認。漏えいした原因は、吸着塔出口空気抜きラインの弁シート面からの漏えい＊２により、処理水が吸着塔出口空気抜きラインからの水を受けるために接続されているポリタンクに流入し、溢れ出たものと推定。
その後、吸着塔入口ベント弁、出口ベント弁、吸着塔水抜きライン弁を新規品に取替え、４
月７日午後１時 42 分、３号機海側モバイル処理装置を再起動。
＊１ ３号機海水配管トレンチ内の高濃度滞留水の放射能濃度を低減する装置＊２ 弁のシート面（液体などの流れを遮る部分）に隙間が生じて、流れを止めることが出来なくなった状態・４月４日４時 15 分頃、３号機タービン建屋１階西側廊下エリアに設置した建屋内漏えい警報が発生。その後、現場状況を確認したところ、３号機廃棄物処理建屋中央操作室の天井部から流れ込んだ雨水（指３本程度の流れ）が３号機タービン建屋１階西側廊下エリア流入して、当該漏えい検出器が動作させていることを確認。また、本日午前０時から４時までの福島第一原子力構内の降雨量は約 36mm であり、降雨量が多い状況であった。（本日午前４時から５時においても約 23mm の降雨量。）このことから、当該漏えい警報の発生は、雨水によるものと判断。漏えい水の放射性物質濃度の分析結果は以下のとおり。
＜３号機タービン建屋１階西側廊下エリアの建屋内漏えい水分析結果（４月４日採取）＞
・全ベータ ：29,000 Bq/L・全放射能 ：31,000 Bq/L・セシウム 134：8,100 Bq/L・セシウム 137：22,000 Bq/L
なお、採取水の放射能濃度が高い理由としては、雨水が３号機タービン建屋１階まで流れる
までに、建屋内に付着した放射能が取り込まれたものと推定。また、３号機廃棄物処理建屋
中央操作室の天井部から流れ込む雨水の量は指３本程度での流れであり、事象発生時から変更なし。
・５月１日午前 11 時７分頃、３号機タービン建屋１階西側廊下エリアに設置した建屋内漏えい
検出器の警報が発生。その後、現場状況を確認したところ、３号機廃棄物処理建屋中央操作室の天井部から流れ込んだ雨水（指４本程度の流れ）が３号機タービン建屋１階西側廊下エリアに流入して、当該漏えい検出器を動作させていることを確認。また、本日午前 10 時から午前 11 時までの１時間における福島第一原子力発電所構内の降雨量は約 24mm であり、降雨量が多い状況であった。このことから、当該漏えい警報の発生は、雨水によるものと判断。
・８月 29 日午後０時 45 分頃、３号機使用済燃料プール内瓦礫撤去作業において、燃料交換機の操作卓をクレーンにてつり上げるため専用治具で操作卓をつかもうとしたところ、操作卓が当該プール東側中央付近に落下。落下した燃料交換機の操作卓は、燃料ラック上部に設置してある養生材（鉄板高さ 30cm 程度）と、当該プール内の瓦礫の間に落下していることを確認。瓦礫の下部に燃料が２体あることから、今後水中カメラにて詳細に状況を確認する。なお、３号機使用済燃料プール内瓦礫撤去作業は遠隔作業により無人で行われており、作業員の負傷はなし。３号機使用済燃料プール付近の線量は 3.2mSv/h で通常値と変化はなく、発電所構内の線量とともに継続監視中。午後１時 30 分の当該エリアダストモニタ値および午後１時 40 分のモニタリングポスト値に有意な変化はなく、引き続き継続して監視を行う。３号機
使用済燃料プール代替冷却系については、８月 25 日より停止していたが、プール水の放射能分析のため、８月 29 日午後２時 37 分に起動。なお、プール水温度は冷却停止時の 28.4℃から 35.5℃まで上昇したが、運転上の制限値 65℃に対して余裕があり、使用済燃料プール
水温度の管理上問題はない。使用済燃料プール水の放射能分析の結果、・セシウム 134：2.6×10３ Bq/㎝３
・セシウム 137：7.6×10３ Bq/㎝３
・コバルト 60：1.1×10０ Bq/㎝３
定期的に実施する使用済燃料プール水の放射能分析結果と比較し、有意な変動はない。
また、プラントパラメータ等については、異常は確認されていない。
＜関連パラメータ（午後５時 30 分現在）＞
・モニタリングポスト：有意な変化なし
・原子炉建屋オペフロ雰囲気線量 ：有意な変化なし
・使用済燃料プール水位：有意な変化なし
・スキマーサージタンク水位：有意な変化なし
・当該エリアダストモニタ値：有意な変化なし
なお、上記の関連パラメータについては継続監視を実施する。
使用済燃料プール水の放射能分析の結果（採取日：８月 30 日）
・セシウム 134：2.4×10２ Bq/㎝３

・セシウム 137：7.3×10２ Bq/㎝３
・コバルト 60：検出限界値未満（検出限界値：1.0×10０ Bq/㎝３）
プラントパラメータ（８月 30 日午後５時現在）
・モニタ リングポスト：有意な変化なし
・原子炉建屋オペフロ雰囲気線量 ：有意な変化なし
・使用済燃料プール水位：有意な変化なし
・スキマーサージタンク水位：有意な変化なし
分析結果については、前回と比較して有意な変動がないこと、また、プラントパラメータに有意な変動がないことから、燃料破損等の兆候は確認されていない。
水中カメラによる確認結果
・使用済燃料プール内に散乱している瓦礫の堆積により、燃料ラックおよび燃料の目視確認はできなかった。
・使用済燃料プール内に落下した操作卓と共に、操作卓が据えつけられていた架台の一部（約 170kg）が落下していたことがわかった。
・落下物の位置、使用済燃料プール内の機器材の配置により、落下物は燃料ラック上部に設置している養生材に落下した後、燃料ラック上部の瓦礫の上に着床したと推定。
・落下物の下部に燃料が２体あることをお知らせしたが、水中カメラの確認による落下物の位置から、落下物の下部に燃料が 10 体程度あることを確認。
引き続き、使用済燃料プール水の分析およびプラントパラメータの監視を継続すると共に、今後、落下した原因を調査し対策を検討していく。
放射能分析結果については、前回と比較して有意な変動がないこと、また、プラントパ
ラメータに有意な変動がないことから、燃料破損等の兆候は確認されていない。
なお、使用済燃料プール水の放射能分析を関連パラメータと併せて１週間程度継続監視していく。
これまでのプール水分析結果、および関連パラメータにおいても有意な変動は確認されておらず燃料破損の兆候は認められていないこと、また、過去の実験結果では、燃料から水中へのセシウムの溶出は１ヶ月経過しても継続するが、溶出速度は 10 日後に大きく低下す
ることが確認されている。既に発生から 10 日以上経過していることから、仮に燃料が破損していたとしても、今後、セシウムの溶出が急激に増加しないものと考えられるため、９月 25 日
以降、監視頻度を１回／日から１ヶ月間は１回／週とし、その後は１回／月に見直すこととする。なお、監視は瓦礫撤去後も継続し、３ヶ月の間に増加傾向が確認されない場合は、通常の１回／３ヶ月に見直す。
原因と対策をとりまとめ、準備が整ったことから、12 月 17 日より当該プール内瓦礫撤去作業
を再開。
＜原因＞
本作業については、プール内の瓦礫の形状・位置等を確認したうえで３Ｄ画像化し、撤去計画を作成するが、落下発生時、現場状況と３Ｄ画像に相違があったため、予定していた撤去計画通りに操作ができず、その後の吊り上げ、吊り下げにおいて、操作卓の状況が変化したことから落下したものと推定。
＜対策＞
作業開始前にプール内瓦礫の現状を再確認し、現場状況と３Ｄ画像に相違がないことを確認。３Ｄ画像との相違があった場合は、瓦礫撤去を行わず、３Ｄ画像を修正し、撤去計画を再検討。また、今回の落下事象での養生板の有効性から万一の落下発生を考慮し、養生板の追加による更なる影響緩和対策を実施。
・10 月６日午前 11 時７分頃、３号機原子炉建屋１階北東の漏えい検知器が動作。web カメラによる現場確認を行ったところ、原子炉建屋１階西側から水の流入を確認。原子炉建屋１階
西側については、原子炉への注水配管、使用済燃料プール代替冷却系配管、滞留水移送配管等がないことから、機器ハッチおよび人員用ハッチ等より雨水が流入し、検知器を動作させたものと判断。なお、同日午後０時 30 分現在、３号機のプラントデータ（炉注水流量、燃料プール水温度等）に有意な変動は確認されていない。
・10 月 16 日に実施した１号機、２号機および３号機の原子炉内温度計ならびに原子炉格納容器内温度計の信頼性評価（毎月実施）において、３号機格納容器空調機供給温度（TE-16-114K♯1）の温度傾向を評価した結果、10 月 20 日、当該温度計の点検（直流抵抗定）を実施し、電気特性上の異常がないことを確認。その後、当該温度計について、温度の挙動を工学的に評価を実施。その結果、当該温度計は、他の温度計と異なる傾向の挙動が確認されているものの、直流抵抗測定値に異常はなく、全体的には炉注水温度や外気温度とともに低下していること、また、他の温度計との温度差は、値が正しくないと判断する温度差（20℃程度）以内となっていることを確認。以上により、現時点では、当該温度計が正しい値を示していないとは判断できないことから、これまで通り、実施計画に定められた
格納容器温度の監視に使用していく。
・11 月 26 日午後５時 51 分頃、３号機タービン建屋１階通路の漏えい検知器が動作。現場を確認した結果、３号機廃棄物処理建屋中央操作室の天井部から流れ込んだ雨水が、３号機タービン建屋１階通路に流入し、漏えい検知器を動作させていることを確認。また、当該漏えい検知器周辺に、約３ｍ×約 20ｍ×深さ約３cm の水溜まりがあることを確認。なお、降雨の際には以前にも同様な箇所から雨水が流入し、当該検知器が動作している。

４号機【使用済燃料プール代替冷却】※平成 23 年７月 31 日より、本格運用を実施。
・１月 14 日午前 11 時 19 分、４号機使用済燃料プール代替冷却系について、当該系の循環冷却設備弁点検作業のため冷却を停止（停止時プール水温度：15.5℃）。その後、作業が終了したことから、同日午後４時 41 分に使用済燃料プール代替冷却系を起動。なお、運転状態について異常なし。また、使用済燃料プール水温度は停止時の 15.5℃から 15.7℃まで上昇したが、運転上の制限値（65℃）に対して、使用済燃料プール水温度管理上問題なし。
・２月 28 日午前 11 時９分、４号機使用済燃料プール代替冷却系二次系の電源について、ケーブル損傷の修理が完了し、プロセス主建屋常用メタクラ（ケーブル損傷発生前の受電元）への切り替え作業を実施するため、使用済燃料プール代替冷却系二次系を停止。同日午後１時 20 分、作業が終了したことから冷却を再開。なお、冷却停止時および冷却再開時の使用済燃料プール水温度は 15.7℃で変化なし。

・３月 10 日午前 11 時 13 分、４号機使用済燃料プール代替冷却系について、当該系統の循
環冷却設備弁の交換等を行うため、停止。なお、冷却停止時の使用済燃料プール水温度は 13.0℃で、冷却停止時のプール水温度上昇率評価値は 0.289℃/h で、停止中のプール
水温上昇は約３℃と評価されることから、運転上の制限値 65℃に対して余裕があり、使用済
燃料プール水温度の管理上問題ない。
同日午後６時 17 分、作業が終了したことから、使用済燃料プール代替冷却系を起動。なお、運転状態について異常はなく、使用済燃料プール水温度は停止時の 13.0℃から 13.3℃まで上昇したが運転上の制限値 65℃に対して余裕があり、使用済燃料プール水温度の管理上問題なかった。
３月 11 日午前９時 45 分、昨日に引き続き当該系循環冷却設備弁の交換後のケーブル接続および作動確認を行うため、停止。
同日午前 10 時 45 分、作業が終了したことから、使用済燃料プール代替冷却系を起動。なお、運転状態について異常はなく、使用済燃料プール水温度は停止時の 13.1℃から変化なし。
・３月 26 日午前９時 30 分頃、４号機使用済燃料プールからの構内用輸送容器の取り出し準
備作業を行っていたところ、原子炉建屋天井クレーンにて故障ランプが点灯し、走行不能となった。なお、故障発生時は、原子炉建屋天井クレーンによる構内用輸送容器の吊り上げは行っていない。プラントパラメータ等については、異常は確認されていない。
＜参考＞
・使用済燃料プール水位：有意な変化なし
・使用済燃料プール代替冷却系運転状態 ：異常なし
・使用済燃料プール水温度：18.6℃（午前 11 時現在）
・エリアモニタ：有意な変化なし
・モニタリングポスト：有意な変化なし
その後の調査結果は以下のとおり。クレーン走行時において、通常に比べ進み方が異なる
ことから数ｍ走行後に停止し確認したところ、サイドブレーキが掛かった状態であることが確認された。このことから、作業前点検において走行不能となった原因は、その影響により、走行モータが過負荷となり過電流が流れたため、保護リレーが動作したものと推定。なお、クレーンは走行レバーを停止位置にすることで電磁ブレーキが働くこと、また、クレーンのサイド
ブレーキの有無はメーカーにより異なることから、本作業において、サイドブレーキを掛けないことが慣例となっていた。本作業前に他作業においてクレーンを使用しており、サイドブレ
ーキを掛けて作業を終了したことから本不具合が発生。
このため、再発防止対策として以下を行い徹底する。
・操作卓に「走行前にサイドブレーキ解除」を掲示する。
・クレーン操作員に教育を実施する。
・日常点検表項目の見直しを行う。
その後、再発防止対策を行い、３月 30 日午後０時、天井クレーンの性能確認を行い、機器に異常が認められなかったことから燃料取り出し作業を再開。
・４号機の使用済燃料プールから共用プールへの燃料移動については、４月 29 日に、移動を予定している 1,533 体の約半分となる 770 体の移送を完了。
・４号機使用済燃料プール内に保管している燃料については、平成 25 年 11 月 18 日から取り出し作業を行っているが、燃料取り出しに使用している４号機原子炉建屋および共用プ
ール建屋の天井クレーンと燃料交換機の点検を行うため、平成 26 年７月１日から９月上旬にかけて燃料取り出し作業を中断していたが、当該点検が終了したことから、９月４日より燃料取り出しに係る作業を再開。
・８月 25 日午前４時 53 分、使用済燃料プール代替冷却系について、当該系の循環冷却設
備一次系フレキシブルチューブの交換等を行うため、冷却を停止（停止時プール水温度：
27.3℃）。停止期間は約 60 時間を予定しており、冷却停止時のプール水温度上昇率評価
値は 0.266℃/h であることから、停止中のプール水温上昇は約 16℃と評価。運転上の制限
値 65℃に対して余裕があり、使用済燃料プール水温管理上問題はない。その後、当該作業が終了したことから、8 月 26 日午後６時 37 分に使用済燃料プール代替冷却系を起動。
運転状態について異常はない。なお、起動後、系統水張りを同日午後６時 53 分から午後９時 56 分まで実施。現在、使用済燃料プール水温度は 27.7℃であり、停止時の 27.3℃からの上昇は運転上の制限値（65℃）に対して余裕があり、使用済燃料プール水温度の管理上問題はない。
・９月２日午前５時 23 分、使用済燃料プール代替冷却系について、当該系の循環冷却設備
一次系フレキシブルチューブの交換等を行うため、冷却を停止（停止時プール水温度：
24.7℃）。停止期間は約 60 時間を予定しており、冷却停止時のプール水温度上昇率評価
値は 0.266℃/h であることから、停止中のプール水温上昇は約 16℃と評価。運転上の制限
値 65℃に対して余裕があり、使用済燃料プール水温管理上問題はない。その後、当該作業が終了したことから、９月３日午後５時５分に使用済燃料プール代替冷却系を起動。運転状態について異常はない。現在、使用済燃料プール水温度は 25.0℃であり、停止時の24.7℃からの上昇は運転上の制限値（65℃）に対して余裕があり、使用済燃料プール水温度の管理上問題はない。
・９月 24 日午前 10 時 35 分頃、４号機キャスク構内移送作業において、作業前準備として４号機原子炉建屋天井クレーン（以下「天井クレーン」という。）の日常点検を実施するため電源を投入したところ、故障警報が発生。調査の結果、制御回路の内部バッテリーの電圧低下により故障が発生したものと推定。その後、９月 25 日、当該バッテリーの交換を実施。バッテリー
交換後、天井クレーンの動作確認を行い、異常がないことを確認したことから、４号機キャスク
構内移送作業を再開。
・９月 28 日午前５時 17 分、使用済燃料プール代替冷却系について、当該系の循環冷却設備
電源切替盤の点検を行うため、冷却を停止（停止時プール水温度：21.6℃）。停止期間は
約 39 時間を予定しており、冷却停止時のプール水温度上昇率評価値は 0.263℃/h である
ことから、停止中のプール水温上昇は最大で約 34℃と評価しており、運転上の制限値 65℃に対して余裕があるため、使用済燃料プール水温管理上問題はない。その後、作業が終了したことから、９月 30 日午後３時 47 分に使用済燃料プール代替冷却系を起動。運転状態について異常はない。起動時の使用済燃料プール水温度は 22.6℃であり、停止時の 21.6℃からの上昇は運転上の制限値（65℃）に対して余裕があり、使用済燃料プール水温度の管理上問題はない。
・10 月 10 日午後２時 39 分、使用済燃料プール代替冷却系について、当該系の循環冷却設
備の電源切替を行うため、冷却を停止（停止時プール水温度：20.7℃）。その後、作業が終了したことから、同日午後５時 56 分に使用済燃料プール代替冷却系を起動。運転状態について異常はない。起動時の使用済燃料プール水温度は 20.7℃であり、停止時と変化がなく、運転上の制限値（65℃）に対して余裕があり、使用済燃料プール水温度の管理上問題はない。
・平成 25 年 11 月 18 日より、４号機の使用済燃料プールから共用プール建屋使用済燃料プールへの使用済燃料移動作業を実施していたが、平成 26 年 11 月５日午後０時 47 分に全ての使用済燃料について移動作業が終了。今後準備が整い次第、４号機使用済燃料プールに保管されている新燃料について、６号機使用済燃料プールへの移動作業を行う予定。
・11 月７日午後 10 時 59 分頃、４号機の廃棄物処理建屋において漏えい検知器が動作し、使用済燃料プール代替冷却系の１次系ポンプが自動停止。４号機については、11 月５日に全ての使用済燃料の移動作業が終了しており、現在は新燃料 180 体のみが保管されていることから、プール水温の上昇はない。
（停止時の４号機使用済燃料プール水温度は約 16℃）
その他のプラントパラメーターの異常、モニタリングポスト指示値の有意な変動は確認されなかった。
現場を確認したところ、当該漏えい検知器周辺に約１m×約２m×深さ約１cm の水たまりがあり、検知器近傍に敷設されていた仮設ホースから水が流れていることを確認。
周囲を調査したところ、屋外に設置されていた工事用水（淡水）を溜める仮設プラスチックタ
ンク内の停止中の水中ポンプから、サイフォン効果により仮設ホースを通じて水が流れ込んでおり、当該ポンプを取り外したことにより水の流入は停止。
漏えいした水については、堰内に留まっており建屋外への流出はない。
使用済燃料プール代替冷却系の配管に漏えいは確認されなかった。
漏えいした水の表面線量は、１cm 線量当量率（γ線）0.07mSv/h、70μm 線量当量率（β線）0.02mSv/h であり、高線量のβ線は確認されず、バックグラウンドと同程度であり、漏えいした水の分析結果は、セシウム 134：1,800Bq/L、セシウム 137：5,600Bq/L、コバルト 60 ：41Bq/L。
分析結果から、工事用水（淡水）がフォールアウトによる床面汚染を取り込んだものと判断した。
当該漏えい検知器周辺の床面の拭き取りが完了し、11 月８日午前２時 45 分に当該警報が解除された。
使用済燃料プール代替冷却系の一次系ポンプについては、午前６時に起動し、運転状態に異常はなく、午前６時 25 分現在の使用済燃料プール水温は 15.9℃であり、自動停止時の 16℃と比べ、変化はない。
・４号機使用済燃料プールに保管されていた新燃料については、平成 26 年 11 月 15 日より６号機使用済燃料プールへの移動作業を行っていたが、12 月 22 日午後３時２分に全ての新燃料の移動作業を終了。なお、使用済燃料については、共用プール建屋使用済燃料貯蔵
プールへの移動作業が、平成 26 年 11 月５日に終了していることから、４号機使用済燃料プールに保管されていた全ての燃料の移動作業が終了。
【その他】
・１月 19 日午後７時５分頃、４号機使用済燃料プール代替冷却系に接続設置しているモバイ
ル塩分除去装置において、「塩分除去装置ユニット漏えい検知」警報が発生。警報発生時、

当該装置は停止しており、４号機使用済燃料プール代替冷却系と切り離された状態であった。また、４号機の使用済燃料プール水温度、プラントパラメータの異常は確認されていない。
現場状況を確認したところ、モバイル塩分除去装置を積載している車輌上の堰内に２箇所の水溜まり（約１ｍ×約１ｍ×深さ約３mm、約 0.3ｍ×約 0.3ｍ×深さ約１mm、２箇所合計の漏えい量は約 3.1 リットル）を発見。漏えい水は当該堰内に留まっており、堰外には流出しておらず、漏えいは停止している。
その後、引き続き漏えい箇所の調査を行っていたところ、同日午後９時 50 分頃、新たに高圧ポンプから７秒に１滴程度の漏えいを発見。高圧ポンプからの漏えい水はモバイル塩分除去装置を積載している車輌上の堰内に留まっており、堰外には流出していない。
漏えい水の分析結果より、４号機使用済燃料プール水の分析結果（平成 25 年 10 月 17 日
採水）と同程度であることから、過去にモバイル塩分除去装置運転時に通水した使用済燃料プール水が漏えいしたものと考えている。１月 20 日、モバイル塩分除去装置の水抜きを行い、同日午後７時に漏えいが停止した。今後、高圧ポンプの分解点検等を行う。なお、現在までの漏えい量は約 7.7 リットルであり、漏えい水の放射能量は約 1.3×10~5Bq と評価し
ている。

５号機
【滞留水の移送】・現時点で特記事項なし。
【その他】
・１月６日午後 10 時 21 分頃、５号機タービン建屋１階をパトロールしていた当社社員が、発電機の冷却に使用する固定子冷却水系において、冷却水配管に取りつけられている安全弁の配管より水が漏えいしていることを発見。同時刻に至近の弁を閉めることで、漏えいが止まったことを確認。なお、固定子冷却水系で使用される水は純水を使用しており、漏えいした水は汚染水ではない。漏えい範囲は以下のとおり。
堰内：約２ｍ×約４ｍ、深さ約 10cm で漏えい量は約 800 リットル
堰外：約５ｍ×約５ｍ、深さ約５mm で漏えい量は約 125 リットル
当該の漏えいについての主要要因と応急対策は以下のとおり。
【主要要因】
タービン建屋補機冷却系熱交換器（Ａ）の本格点検に必要な洗浄水の確保のため、固定子冷却水系補給水（純水）ラインの入口弁を「全開」とした。その後、５･６号機スイッチ
ギア空調膨張タンク補給のために純水移送ポンプを起動した際に、固定子冷却水系補給水（純水）ラインにも圧力がかかり、当該ラインにある安全弁に設定圧以上の圧力がかかったことから当該安全弁が動作し、水漏れが発生。今回の漏えいは、タービン建屋補機冷却系熱交換器（Ａ系）の本格点検に必要な洗浄水を確保するためのライン構成にあたり、当該安全弁の確認が不足していたために生じた。
【応急対策】

・固定子冷却水系補給水（純水）ラインの入口弁に、安全弁動作の注意喚起を促す注
意札を取り付ける。
・タービン建屋補機冷却系熱交換器（Ａ）本格点検の洗浄水ラインを、固定子冷却系補給水（純水）ラインから別ラインに変更。
・提出されている作業許可書については、安全処置の総点検・類似要因を確認。
・使用済燃料プール水の透明度が悪く、燃料取り出し作業に影響を与える可能性があることから、使用済燃料プール内の燃料取り出し準備作業として使用済燃料プール水の一部を入れ替えるため、２月６日午前９時 14 分、使用済燃料プール冷却を停止（停止時の使用済
燃料プール水温度は、15.5℃）。同日午前９時 21 分、原子炉水冷却（残留熱除去系原子炉
停止時冷却モード（ＳＨＣ））を停止（停止時の原子炉水温度は、32.8℃）。
また、２月６日、使用済燃料プール内にて仮設浄化装置によるプール水の浄化を開始。
その後、作業が終了したことから、原子炉水冷却および使用済燃料プール冷却をそれぞれ起動した。起動実績は以下のとおり。
〈原子炉水冷却〉・起動時間：２月６日午後６時６分
・原子炉水温度は停止時の 32.8℃から 35.4℃まで上昇したが、運転上の制限値（100℃）に対して余裕があり、原子炉水温度の管理上問題なかった。
〈使用済燃料プール冷却〉・起動時間：２月６日午後５時 50 分
・使用済燃料プール水温度は冷却停止時の 15.5℃から 15.6℃まで上昇したが、運転管理上の制限値（65℃）に対して余裕があり、使用済燃料プール水温度の管理上問題なかった。
・２月 19 日午後２時 55 分頃、５号機タービン建屋地下１階にある漏えい検知器（タービン建屋
南西側立坑ピット）が動作したことを示す警報が発生。当該検知器はタービン建屋地下１階に設置されており、タービン建屋外部にあるトレンチ内に入り込んだ水を、タービン建屋内に配管を通じて導き、容器で受けて検知するもの。
現場を確認し、受け容器内に溜まった水を排水したところ、水の流れは停止したことから、漏えいの継続はないことを確認。溜まった水は建屋内からの漏えい水ではなく、雨水または地下水と判断。当該漏えい検知器の受け容器内の水を排水したことにより、同日午後３時６分に同警報は解除された。
・２月 25 日午前 10 時 15 分、５号機残留熱除去系Ｂ系のサプレッションチェンバー側吸込スト
レーナの健全性確認を行うため、残留熱除去系Ｂ系については原子炉停止時冷却モードを停止。残留熱除去系Ａ系は点検停止中のため、Ｂ系停止により全系停止。
同日午後４時 12 分、確認作業が終了したことから、残留熱除去系Ｂ系の原子炉停止時冷却モードを起動。運転再開後の当該冷却系の運転状態について、異常なし。なお、運転再開
後の原子炉水温度は、33.5℃（同日午後４時 50 分時点）であり、運転上の制限値 100℃に対して十分余裕があることを確認。
・３月３日午前 10 時 20 分頃、使用済燃料ラックを点検していた当社社員が、使用済燃料プー
ル南東側底部に金属らしき異物（約 20mm×約５mm）を発見。今後準備が整い次第、異物の回収等を実施する。その後、３月 19 日、回収作業が終了。当該異物は、金属片（約 30mm
×約 10mm）であり、大きさや形状から使用済燃料や設備に影響を及ぼすものではないことを確認した。
・３月５日午前９時 30 分頃、5 号機燃料ラック点検に伴い燃料交換機の作業前点検を行っていたところ、燃料交換機の主ホイスト(＊)用の荷重を検出する計器の電源が停止していること、また、 燃料交換機上の操作卓に設置されている「主ホイスト荷重計」がダウンスケールしていることを当社社員が確認。その後の現場調査において、燃料交換機の主ホイスト用の荷重を検出する計器の回路にある保護ヒューズが切れていることを確認。そのため、午後３時頃、当該保護ヒューズの交換を行い、当該計器の電源を投入したが、再度、保護ヒューズ切れが発生。
＊燃料移動の際に使用する燃料つかみ装置を昇降させるための装置。
・３月 10 日午前 11 時 00 分頃、５号機燃料交換機の上記の対応が終了し、その後の片づけ作業において、原子炉建屋天井クレーンを動かしていたところ、当該クレーンが走行中に停止。同日午後０時 36 分頃、現場確認をしたところ、クレーン走行用インバータ盤の電源が停止していた。なお、当該クレーンは荷を吊っていなかった。現在、現場調査を行っているが、現時点で設備損傷の情報はなく、けが人はいない。その後の現場調査において、クレーン給電装置の集電子＊の一部が脱落していること、また、集電子からクレーンへ電源を供給す
るケーブルの一部に被覆の損傷や導体の素線切れを確認した。当該ケーブルについては、震災後に取替を実施しており、ケーブルが走行架線と干渉しないことを確認していたが、ケーブルの余長が取替前と比較し長かったこと、およびケーブルの固縛状態が適切でなかったことから、クレーン走行時の振動等でケーブルが走行架線側によれて接続ボルトと干渉し、さらにケーブル被覆がボルト頭部に引っかかり集電子がケーブルに乗り上げ脱落したため、走行用インバータへの電源供給が停止したものと推定した。３月 19 日、当該ケーブルおよび集電子の取替、ケーブル余長の調整・固縛箇所の追加を行ったうえで、確認試験ならびに使用前点検を実施し、クレーン機能に問題がないことを確認した。
＊集電子…走行架線から駆動用の電力を受け取るための装置
・５号機原子炉水冷却は残留熱除去系原子炉停止時モード（ＳＨＣ）により行っているが、非常用ディーゼル発電機Ｂ系の論理回路確認試験を行うため、３月 26 日午後１時 23 分にＳＨＣを停止。その後、作業が終了したことから、同日午後２時 54 分にＳＨＣを起動。なお、原子炉水温度は 30.7℃から 31.0℃まで上昇したが、運転上の制限値 100℃に対して十分余裕があり、原子炉水温度の管理上問題はない。
・５号機原子炉水冷却は残留熱除去系原子炉停止時モード（ＳＨＣ）により行っているが、非常用ディーゼル発電機Ａ系の論理回路確認試験を行うため、３月 27 日午前 10 時 18 分にＳ
ＨＣを停止。その後、作業が終了したことから、同日午前 11 時 47 分にＳＨＣを起動。なお、原子炉水温度は 28.6℃から 28.9℃まで上昇したが、運転上の制限値 100℃に対して十分余裕があり、原子炉水温度の管理上問題はない。
・４月 14 日午後７時 37 分、５号機残留熱除去系ポンプ（Ｄ）において、「補機振動監視盤異常（一括警報）」、「ＲＨＲ Ｄモータ上部振動大」の警報が発報したことから、午後７時 47 分、当該ポンプを停止。午後８時４分、５号機残留熱除去系ポンプ（Ｂ）に切り替えて残留熱除去系の運転を再開。運転再開時の炉水温度は 32.4℃で変化は無く、５号機残留熱除去系ポンプ（Ｄ）の停止状態に異常は無い。
・５月１日午前 11 時 22 分頃、５号機タービン建屋地下１階南西側の立溝ピット内の漏えい警報が発生。その後、現場状況を確認したところ、立溝内の配管に漏えい等の異常はない。
なお、当該立溝は、２月 19 日に発生した立溝ピット内漏えい警報発生の対策として現在修理中。本日は休工中のため修理箇所のシート養生を実施。本日の強い降雨のため、シート
養生の隙間から雨水が立溝に流れ込んでいたことから、漏えい警報が発生したことを確認。
また、本日、シート養生の応急処置を実施。
・残留熱除去系原子炉停止時冷却モード（Ｂ系）にて原子炉水を冷却中であるが、原子炉保護系※機器の電気品点検に伴う同系統の電源切替を行うため、平成 26 年５月９日午前 10
時４分から同日午前 11 時 24 分の間停止。運転再開後について異常なし。なお、５号機原
子炉水温度は 32.9℃から 33.1℃に上昇したが、運転上の制限値 100℃に対して余裕があり、原子炉水温度の管理上問題ない。
※原子炉保護系：機器の動作不能、または操作員の誤動作等により原子炉の安全性をそ
こなうおそれのある過渡状態が生じた場合、あるいは予想がされる場合、原子炉をすみやかに緊急停止（スクラム）させる装置。
・残留熱除去系原子炉停止時冷却モード（Ｂ系）にて原子炉水を冷却中であるが、原子炉保護系※機器の電気品点検に伴う電源切替を行うため、５月 30 日午前 11 時 14 分に停止（停止時の原子炉水温度：28.3℃）。同日午後０時 42 分、点検作業が終了したことから、当該冷却系を起動。なお、運転状態については異常なし。また、運転再開後の原子炉水温度は冷
却停止時の 28.3℃と同じで、運転上の制限値 100℃に対して余裕があり、原子炉水温度の管理上問題ない。
※原子炉保護系：機器の動作不能、または操作員の誤動作等により原子炉の安全性をそ
こなうおそれのある過渡状態が生じた場合、あるいは予想がされる場合、原子炉をすみやかに緊急停止（スクラム）させる装置。
・残留熱除去系原子炉停止時冷却モード（Ｂ系）にて原子炉水を冷却中であるが、原子炉保護系※機器の電気品点検に伴う電源切替を行うため、６月 20 日午前 11 時 32 分に停止。同日午後０時 19 分、点検作業が終了したことから、当該冷却系を起動。なお、運転状態については異常なし。また、運転再開後の原子炉水温度は冷却停止時の 30.0℃と同じで、運転上の制限値 100℃に対して余裕があり、原子炉水温度の管理上問題ない。
※原子炉保護系：機器の動作不能、または操作員の誤動作等により原子炉の安全性をそこなうおそれのある過渡状態が生じた場合、あるいは予想がされる場合、原子炉をす
みやかに緊急停止（スクラム）させる装置。
・７月６日午前 11 時 10 分頃、５号機補機冷却海水系*配管の弁付近より海水が漏えいしてい
ることを、パトロール中の当社社員が発見。海水の漏えい箇所の特定等を行うため、準備が出来次第、補機冷却海水系を停止するが、これにより、使用済燃料プールの冷却も停止する。７月６日午後０時現在の使用済燃料プール水の温度は 23℃で、冷却停止時における温度上昇は１時間あたり 0.193℃となり、運転上の制限値 65℃を超えるまでには約９日間の余裕がある。なお、原子炉の冷却は別系統で行っており、補機冷却海水系を停止後も、現時点で冷却に影響はない。
その後、同日午後１時 10 分に使用済燃料プールの冷却を停止。冷却停止時の使用済燃料プール水温度は 23.0℃。同日午後 1 時 17 分に当該補機冷却海水系を停止し、現場の状況を確認したところ、午後 1 時 34 分に海水の漏えいが停止したことを確認。
念のため、漏えい水のサンプリングを行ったところ、塩素濃度が 16,000ppm、全ガンマ放射能濃度が検出限界値未満であったことから、漏えいした水は海水であると判断した。
漏えい状況を確認したところ、補機冷却海水系出口配管に設置してある流量調整用の弁本体に、直径約３ｍｍの孔が１箇所開いていることを確認。今後、当該箇所の修理方法を検討する。
また、５号機原子炉建屋内の海水の漏えい状況を確認したところ、以下のような状況から、漏えい量は合計約 1,310 リットルと推定。
・原子炉建屋１階 ：約２ｍ×約３ｍ×深さ約５ｍｍ（約 30 リットル）
・原子炉建屋中地下階：約 10ｍ×約８ｍ×深さ約 10ｍｍ（約 800 リットル）
・原子炉建屋地下階 ：約 10ｍ×約３ｍ×深さ約１ｍｍ（約 30 リットル）
・原子炉建屋地下階 ：（約６ｍ×約３ｍ×深さ約 50ｍｍ）／２※（約 450 リットル）※水が溜まっている箇所が三角形のため１／２とした

なお、使用済燃料プール水温度は同日午後３時現在で 23℃であり、運転上の制限値（65℃）を超えるまでには、約９日間の余裕がある。今後は、使用済燃料プール水温度を見ながら、残留熱除去系による原子炉停止時冷却運転（炉心冷却）と非常時熱負荷運転（使用済燃料プール冷却）を交互に切り替えることで、必要に応じて使用済燃料プールの冷却を行う予定。
その後、７月８日午後３時 11 分 に原子炉停止時冷却運転（炉心冷却）を停止後、午後３時 40 分に非常時熱負荷運転（使用済燃料プール冷却）を開始し、使用済燃料プール冷却を開始。今後は、補機冷却海水系が復旧するまでの間、使用済燃料プール水温度ならびに原子炉水温度を見ながら、残留熱除去系による原子炉停止時冷却運転（炉心冷却）と非常時熱負荷運転（使用済燃料プール冷却）を交互に切り替えることで、使用済燃料プールの冷却を行う。
原子炉建屋地下階設備において、漏えいした海水が被水した設備への健全性を確認した
結果、炉心スプレイ系ポンプ（Ａ）室空調機本体およびケーブル端子箱内部に浸水があり、空調機用ケーブル接続部の絶縁抵抗が低下していることを確認。これらについては、被水箇所の清掃およびケーブル接続部の再端末処理を行い、当該部の絶縁抵抗が通常値に戻ったことを確認。また、空調機のフィルタについても交換を実施。
被水した設備のうち、炉心スプレイ系ポンプ（Ａ）（空調機および電動弁を含む）、原子炉建
屋機器ドレンサンプ*2Ａポンプ（Ａ）、トーラスサンプポンプ（Ｂ）について確認運転を行った
ところ、炉心スプレイ系ポンプ（Ａ）室空調機の電動機の振動が高いことから、７月 14 日より
当該電動機の点検・手入れを実施。その他の設備については、異常は確認されなかった。
また、原子炉建屋機器ドレンサンプＡポンプ（Ｂ）については、サンプ内の水位が低くポンプが起動できないことから、サンプ内に水が溜まってから確認運転を実施する。
その後の調査の結果、炉心スプレイ系ポンプ（Ａ）室空調機の振動が高くなった原因は、漏えいした海水がファンケーシング内に浸入し、滞留した状態で空調機を起動したことにより、電動機軸受に過大な負荷が掛かったため、負荷側の軸受が不良（焼き付き）に至ったものと推定。当該空調機については、電動機の軸受交換を行ったうえで、確認運転を実施し、異常がないことを確認。
＊１原子炉やタービンで使用する冷却水を冷やすための海水＊２サンプ：各建屋内の機器（ポンプ・配管等）からの排水・漏えい水等を処理するために一時貯蔵するための水槽。
その後の調査の結果、当該弁は、平成 23 年１月（第 24 回定期検査時）以降、弁の開度が30％＊１の絞り状態で運転をしており、このため、弁内部で流速が上がり＊２、その水流が弁内部に激しく衝突したことでゴムライニングが損傷し、母材が侵食（腐食）して、貫通穴（３ｍｍの孔）に至ったものと推定した。また、数値流体力学（ＣＦＤ）による流れ解析を行った
結果、当該弁の損傷箇所は、流速および流線が大きく変化していることを確認した。
当該弁については、同じ仕様の弁（福島第二原子力発電所３号機の補機冷却海水系の弁）を流用し、点検手入れを行った後に取替を実施。また、当該弁上流側の流量調整弁についても一部にライニングの剥離箇所があったため当該箇所の補修を行い復旧した。
これらの復旧が終了したことから、７月 30 日午前 10 時 42 分、補機冷却海水系を起動。同日午後０時 14 分に補機冷却海水系の運転状態に異常が無いことおよび弁の漏えいが無いことを確認した。
また、同日午後２時 30 分、燃料プール冷却浄化系を起動し、燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの冷却を再開した。冷却再開時の使用済燃料プール水温度は27.6℃。
今回の事象を踏まえ、当該流量調整弁および当該弁上流側の流量調整弁については、点検方式の見直しを行い、定期的に分解点検を実施していく。また、ゴムライニングの補修を実施した弁については、新弁への取替を計画する。
＊１ 定期検査時等における短期間時の運用開度。プラント通常運転中は 40％開度＊２ 開度 30％時の流速は、開度 40％時の約 1.7 倍と評価
・７月 19 日午前１時 25 分頃、５号機原子炉建屋５階オペレーティングフロアの２箇所の弁ボックス内にある燃料プール冷却浄化系の弁付近に水溜りがあることを当社社員が発見。水溜りの範囲は、それぞれの弁ボックスで、約 75cm×約 50cm×深さ約９cm と約 75cm×約 50cm×
深さ約 18cm であることを確認。
当該弁２箇所（Ａ系およびＢ系）の水溜りについて、放射能分析結果は以下の通り。
（Ａ系：水溜り深さ約９cm）
・コバルト-60 2.1×10０ Bq/cm３
・マンガン-54
7.3×10-２ Bq/cm３（Ｂ系：水溜まり深さ約 18cm）
・コバルト-60 3.4×10０ Bq/cm３
・マンガン-54
7.3×10-２ Bq/cm３
このコバルト-60 の放射能濃度レベルは、使用済燃料プールにおける濃度と同程度であることを確認。
弁ボックス内の水をくみ上げて弁ボックス内の清掃を行い、燃料プール冷却浄化系の健全性を確認するため、同日午後３時 31 分に残留熱除去系による原子炉冷却から使用済燃料プー
ル冷却に切り替えを実施。その後、当該弁からの漏えいはなく、異常がないことを確認し、安定して使用済燃料プール冷却が可能であることを確認。
弁付近の水溜りの原因については、今後調査を継続する。
その後、定期的なパトロールにより、当該弁付近からの漏えいがないことを確認。
７月 20 日午前８時現在の使用済燃料プール水温度は 25.8℃であり、安定した冷却を継続（＊）。引き続き、監視を行っていく。
７月 21 日午前８時現在の使用済燃料プール水温度は 25.4℃であり、安定した冷却を継続（＊）。引き続き、監視を行っていく。
＊残留熱除去系による原子炉冷却から使用済燃料プール冷却に切り替えをした時の使用済燃料プール水温度は 26.9℃。
５号機原子炉建屋５階にある２箇所の燃料プール冷却浄化系の弁ボックス内の水溜まりが発見されたことを受け、その発生原因の調査を行うため、５号機では７月 29 日、30 日に、また６号機では７月 30 日、31 日に原子炉建屋オペレーティングフロアに設置されている類似箇所の調査を行う。
５号機および６号機原子炉建屋オペフロに設置されている類似箇所の調査を７月 29 日から30 日にかけて実施。
調査の結果、以下の２箇所に水溜まりを確認。
・５号機キャスク洗浄ピット
・６号機サービスボックス No.６Ｂ脇のボックス内
このうち、５号機キャスク洗浄ピットの水溜まりについては、放射能の分析結果から、平成 23
年３月 11 日の震災当時に原子炉建屋換気空調設備が停止していたことにより、５号機オペフ
ロが湿潤環境下となり、その水が滴下して当該ピット内に流入したものと推定。
また、６号機サービスボックス No.６Ｂ脇のボックス内の水溜まりおよび７月 19 日に発生した５号機オペフロにある２箇所の燃料プール冷却浄化系の弁ボックス内の水溜まりについては、
放射能の分析結果から、使用済燃料プールの水と近い値であることから、震災当時に使用済燃料プール水が流入した可能性が考えられ、さらに震災当時に原子炉建屋換気空調設
備が停止していたことにより、オペフロが湿潤環境下となり、その水が滴下して当該ピット内に流入したものと推定した。
なお、他の類似箇所についても、オペフロ湿潤環境下での滴下水や使用済み燃料プール水の流入があったと推定されるが、ピット内に設置してある排水口によってドレンサンプピットに排水されたものと考えている。
・８月１日午後２時 58 分、５号機廃棄物地下貯蔵設備建屋に設置してある廃スラッジ貯蔵タンク
室の漏えい検知器による警報が発生。午後３時に廃スラッジ貯蔵タンクレベルに変化が無いことを確認。その後、廃スラッジ貯蔵タンクのレベルに変化が見られないことおよび当該漏えい検知器から採取した水の分析結果の値が十分に低いこと、確認された水は排水を行い滴下がないことから結露水と判断。当該漏えい検知器の警報については排水したことにより午後３時 45分に解除。
（水の分析結果）
セシウム 134 ６×10-2Bq/cm3
セシウム 137 ２×10-1Bq/cm3
ヨウ素 131 検出限界値未満（検出限界値：1.2×10-2Bq/cm3）
コバルト 60 1.3×10-1Bq/cm3
・５号機残留熱除去系原子炉停止時冷却モード（Ａ系）については、パワーセンター（※１）の点検に伴う、残留熱除去系モーターコントロールセンター（※２）の仮設電源切替作業を行うため、８月 19 日午前９時 39 分より停止。作業が終了したことから、本日午後０時４分に５号機残留熱除去系原子炉停止時冷却モード（Ａ系）を起動。なお、運転状態については異常なし。また、原子炉水温度は原子炉停止時冷却系停止時の 33.5℃から 34.1℃まで上昇したが、運転上の制限値 100℃に対して余裕があり、原子炉水温度の管理上問題ない。
※１ パワーセンター：所内低電圧回路に使用する動力用電源盤※２ モーターコントロールセンター：小容量の所内低電圧回路に使用する動力用電源盤

・９月 30 日午前 10 時 11 分、５号機残留熱除去系（以下、「ＲＨＲ」という。）（Ａ系）については、
原子炉停止時冷却モードにて運転中だが、点検停止中のＲＨＲ（Ｂ系）の（Ｂ）（Ｄ）ポンプの運転確認を行うため停止（停止時原子炉水温度：28.9℃）。また、（Ｄ）ポンプについては、モーターの振動が大きかったことから、点検を実施していたが、モーター軸受（ベアリング）に傷が確認され、新品に交換したことから、交換後の運転確認も合わせて実施。なお、冷却停止時の原子炉水温度上昇率評価値は 0.369℃/h で、停止中の原子炉水温度上昇は約３℃と評価されることから、運転上の制限値 100℃に対して余裕があり、原子炉水温度の管理上問題はない。その後、ＲＨＲ（Ｂ系）の運転確認が完了したことから、同日午後４時７分に、Ｒ
ＨＲ（Ｂ系）の（Ｂ）ポンプを起動し原子炉水の冷却を開始。なお、運転再開後の原子炉水温度は、停止時の 28.9℃から 30.6℃に上昇したが、運転上の制限値 100℃に対して十分余裕があり、原子炉水温度の管理上問題はない。また、ＲＨＲ（Ｂ系）の（Ｄ）ポンプについては、
モーター軸受（ベアリング）交換後の運転確認を合わせて実施していたが、運転状態に異常が無いことを確認。
・残留熱除去系原子炉停止時冷却モード（以下「ＳＨＣ」という）（Ｂ系）にて原子炉水を冷却中であるが、480Ｖパワーセンター５Ｄ（Ｐ／Ｃ５Ｄ）の点検に伴う、480Ｖ残留熱除去系モーター
コントロールセンタ（ＲＨＲ ＭＣＣ）の電源切替作業を行うため、10 月 10 日午前 10 時２分にＳＨＣ（Ｂ系）を停止。なお、冷却停止時の原子炉水温度は 31.1℃であり、原子炉水温度上
昇率評価値は 0.4℃/h で、停止中の原子炉水温度上昇は約２℃と評価。その後、作業が終了したことから、同日午後０時 19 分にＳＨＣ（Ｂ系）を起動。運転状態に異常はない。また、原子炉水温度は 31.6℃まで上昇したが、運転上の制限値 100℃に対して余裕があり、原子炉水温度の管理上問題はない。
・11 月 25 日午前 10 時 28 分、原子炉圧力容器および原子炉ウェル水張りを行うため、使用済燃料プール冷却浄化系を停止。作業が終了したことから、同日午後４時 42 分に使用済
燃料プール冷却浄化系を起動。運転状態について異常はなく、使用済燃料プール水温度は 18.9℃であり（停止時 18.3℃）、運転上の制限値（65℃）に対して余裕があり、使用済燃料
プール水温度の管理上問題はなかった。
・11 月 28 日午前０時 48 分、原子炉圧力容器および原子炉ウェル水張りを行うため、使用済
燃料プール冷却浄化系を停止。なお、冷却停止時の使用済燃料プール水温度は 17.9℃。
作業が終了したことから、同日午前 10 時 32 分に使用済燃料プール冷却浄化系を起動。運転状態について異常はなく、使用済燃料プール水温度は 19.1℃であり（停止時 17.9℃）、
運転上の制限値（65℃）に対して余裕があり、使用済燃料プール水温度の管理上問題はなかった。
・12 月４日、５号機原子炉において炉内の確認作業を行うため、燃料交換機マスト*を炉内に巻き下げ操作を実施したところ「空気圧低」の警報が発生するとともに、巻き下げができない
ことを確認。その後、12 月６日に再現性の有無について確認したところ、同様に巻き下げができないことを確認。今後、燃料交換機の点検を行い、原因等を調査する。なお、現在５号機では 原子炉内からの燃料取り出しに向けた原子炉開放作業を行っているところであり、これまで燃料の取り扱いは行っていない。
＊燃料集合体を移動する際に使用する掴み具を昇降するための伸縮性のポール
・12 月 26 日午前９時 48 分、５号機残留熱除去系（以下、「ＲＨＲ」という。）（Ｂ系）については、
原子炉停止時冷却モードにて運転中だが、点検停止中のＲＨＲ（Ａ系）の（Ａ）（Ｃ）ポンプの運転確認を行うため停止（停止時原子炉水温度：26.8℃）。その後、ＲＨＲ（Ａ系）の運転確認が完了したことから、同日午後３時８分、ＲＨＲ（Ｂ系）の（Ｄ）ポンプを起動し、原子炉水の冷却を開始。なお、運転再開後の原子炉水温度は、停止時の 26.8℃から変化はなく、運転上の制限値 65℃に対して十分余裕があり、原子炉水温度の管理上問題はなかった。

６号機【滞留水の移送】※タービン建屋地下から仮設タンクへの移送を適宜実施中。
【その他】
・平成 25 年 10 月３日午前９時 53 分、屋外にある６号機残留熱除去系海水ポンプＤを定例の確認運転のため起動したところ、当該ポンプのモータを冷却する配管から海水が鉛筆の芯１本程度漏えいしていることを、同日午前９時 57 分に当社社員が発見した。当該ポンプを直ちに停止し、漏えいは停止。なお、原子炉の冷却は、残留熱除去系ポンプＢおよび残留熱除去系海水ポンプＢにて継続中。現場の調査を行ったところ、当該配管に１ｍｍ程度のピンホールが確認された。なお、海水の漏えい量は約１Ｌと判断している。
その後の調査により、当該配管内面に貝等の海生物が付着する等により傷が付き、その部
位に海水が停留する等により孔食が発生進展し、漏えいに至ったものと推定。
当該配管の交換を実施し、平成 26 年２月 14 日午前 11 時 50 分、漏えい確認を行い異常がないことを確認。
・２月 24 日午前 10 時 33 分、６号機補機冷却海水系の全台停止に伴い、６号機使用済燃料
プール冷却系を停止。同日午後０時 41 分、残留熱除去系による非常時熱負荷運転（使用済燃料プール冷却）を開始。
その後、６号機残留熱除去系Ａ系（非常時熱負荷運転中）の系統水の一部が圧力抑制室に流れていることを確認したことから、同日午後７時８分に残留熱除去系Ａ系を停止し、Ｂ系の起動準備。残留熱除去系Ａ系からＢ系への切り替えに伴い、漏えい箇所を調査したところ、残留熱除去系ポンプ吸込ライン（Ａ系、Ｂ系共通ライン）にある安全弁から系統水の一部が圧力抑制室に流れている可能性が高いことから、Ｂ系の起動は実施せず。その後、２月 25
日午前１時 28 分、残留熱除去系Ａ系による非常時熱負荷運転（使用済燃料プール冷却）を再開。同日午後３時 52 分、補機冷却海水系の復旧が終了し、使用済燃料プール冷却系の運転に切り替える準備が整ったため、残留熱除去系Ａ系による非常時熱負荷運転を停止。
同日午後４時 35 分、使用済燃料プール冷却系の運転を再開。運転再開後の運転状態について、異常なし。使用済燃料プール冷却系の運転再開後の使用済燃料プール水温度は、18.3℃（同日午後４時 55 分時点）であり、運転上の制限値 65℃に対して十分余裕があることを確認。３月 13 日から 17 日かけて当該安全弁（F-005）の点検を実施。リークテストの結果、異常のないことを確認。残留熱除去系ポンプ吸込ライン（Ａ系、Ｂ系共通ライン）に設置されている安全弁（F-005）の点検が終了したことを受け、タービン補機冷却水系熱交換器（Ｃ）
海水出入口弁他の点検を行うため、補機冷却海水系を３月 18 日から 24 日かけて停止する。
当該期間においては、燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ系）が使用できなくなるため、残留熱除去系による非常時熱負荷運転（使用済燃料プール冷却）を行い、使用済燃料プール冷却を実施する。
３月 17 日午後１時 50 分、ＦＰＣ系を停止し、同日午後２時 26 分残留熱除去系（ＲＨＲ系）による非常時熱負荷運転を開始。なお、使用済燃料プール水温度は 17.5℃と変化なし。
３月 24 日、上記点検作業が終了したことから、補機冷却海水系を起動。これに伴い、使用済燃料プール冷却を残留熱除去系（ＲＨＲ系）による非常時熱負荷運転から使用済燃料プール冷却系（ＦＰＣ系）に切り替えるため、同日午後０時 32 分にＲＨＲ系による非常時熱負荷
運転を停止し、午後０時 45 分にＦＰＣ系を起動。ＦＰＣ系の運転状態に異常はなく、ＦＰＣ系
起動後の使用済燃料プール水温度は 19℃。
３月 11 日、当該安全弁の点検の準備作業として、配管内の水抜きを行っていたところ、同日
午後０時 22 分頃、６号機原子炉建屋地下２階南西側サンプ＊エリアで漏えい検知器が動作したことから、現場確認を行い、当該エリア床面に水たまりを発見。同日午後０時 28 分頃に配管内の水を送っていたサンプから、同じエリアにある別のサンプへ水を送っていた仮設ポ
ンプを停止したことにより、漏えいが停止したことを確認。漏えいの原因については、仮設ポ
ンプで水を送っていた移送ホースの先端がサンプから外れて床面に水が漏れたものと推定。
漏えい範囲は２箇所（約３ｍ×約２ｍ×深さ約５cm, 約 1.5ｍ×約１ｍ×深さ約２cm）で、漏えい量については漏えい範囲から約 330Ｌと推定。また、漏えい水の分析結果は以下の通り。
・コバルト 60 ：2.4×104 Bq/L・マンガン 54 ：6.7×102 Bq/L
(全ガンマ
：2.5×104 Bq/L)
漏えい水の放射能量（ガンマ核種）は約 8.3×106 Bq。
漏えいに至った原因は、移送ホース固縛箇所が仮設ポンプ吐出ライン近傍の１箇所であり、機器サンプ差し込み口近傍に固縛をしていなかったことから、仮設ポンプ運転に伴う脈動、更には機器サンプの水面上昇によるホースの浮き上がりにより、機器サンプから徐々にホースが引き抜けたためであると実証試験により推定。
［再発防止策］
・仮設ホースの先端部により近い箇所を含め、固縛を確実に実施する。
・固縛は簡単に外れないもので実施し、仮設ポンプ設置後の試運転時には固縛状態の確認をする。
・仮設ホースの差し込み代が確認できるよう、マーキングをする。
・上記３点について、工事施工要領書に反映する。
また、本件ならびにその原因と対策について関係グループに周知するとともに、社内手引き等に記載する。
＊

サンプ：各建屋内の機器（ポンプ・配管等）からの排水・漏えい水等を処理するために一時貯蔵するための水槽。

・６号機については、燃料管理の一元化を図り６号機全体の安全性を高めることを目的として、原子炉内の燃料集合体を使用済燃料プールに移動を実施。燃料プール冷却浄化系の冷却範囲を使用済燃料プールに限定するため、７月８日、原子炉と使用済燃料プールを隔てるゲート（プールゲート）を閉鎖＊。使用済燃料プールゲート閉鎖後の原子炉ウェル水抜き作業のため、同日午前 10 時 58 分に冷却を停止（停止予定時間：14 時間）。なお、冷却停止時の使用済燃料プール水温度は 25.0℃。冷却系停止時のプール水温度上昇率評価値は0.292℃/ｈで、停止中のプール水温上昇は約 4.1℃と評価されることから、運転上の制限値

65℃に対して余裕があり、使用済燃料プール水温度の管理上に問題ない。
その後、作業が終了したことから、７月９日午前０時 15 分に使用済燃料プールの冷却を再開。運転状態に異常はなし。プール水温度は停止時の 25.0℃から 28.0℃まで上昇したが、運転上の制限値 65℃に対して余裕があり、使用済燃料プール水温度の管理上に問題なかった。
＊ 使用済燃料プールゲート閉鎖作業は、震災前の定期検査時にも行っていた作業であり、実績を有する作業

・６号機については、燃料管理の一元化を図り６号機全体の安全性を高めることを目的として、原子炉内の燃料集合体を使用済燃料プールに移動を実施。燃料プール冷却浄化系の冷却範囲を使用済燃料プールに限定するため、７月８日、原子炉と使用済燃料プールを隔てるゲート（プールゲート）を閉鎖＊１。使用済燃料プールゲート閉鎖後の原子炉ウェル水抜き作業のため、７月 11 日午前 10 時 18 分に冷却を停止（停止予定時間：７時間）。なお、冷却停止時の使用済燃料プール水温度は 24.0℃。冷却系停止時のプール水温度上昇率評価
値は 0.291℃/ｈで、停止中のプール水温上昇は約 2.1℃と評価されることから、運転上の制
限値 65℃に対して余裕があり、使用済燃料プール水温度の管理上に問題ない。
同日、午後３時 30 分頃、原子炉建屋６階の燃料プール冷却浄化系＊２の弁付近において、水が漏れていることを使用済燃料プール冷却の復旧作業にあたっていた当社社員が発見。
漏えい範囲は、約１ｍ×約 0.5ｍ×深さ約１ｍｍ。弁の漏えい状況を確認するため、午後７時 13 分に燃料プール冷却浄化系を起動。その後の状況確認において、当該弁の漏えい範囲が拡大していないことから、漏えいは継続していないものと判断。また、午後７時 40 分に燃料プール冷却浄化系の運転状態に異常がないことを確認したため、燃料プール冷却
浄化系による燃料プール水の冷却を継続。なお、当該弁は全閉状態で燃料プール冷却浄化系の運転を再開したが、燃料プール冷却浄化系の燃料プールに戻るラインが確保されているため、燃料プール水の冷却に問題はない。
＊１：使用済燃料プールゲート閉鎖作業は、震災前の定期検査時にも行っていた作業であり、実績を有する作業＊２：使用済燃料プールの水を冷却しながら不純物を取り除き水質を保つ浄化系統

共用プール
・使用済燃料プール冷却浄化系運転中。
・４号機使用済燃料プールから共用プールへの燃料移動作業において発生する構内用輸送容器（キャスク）内包水（４号機使用済燃料プール水）および構内用輸送容器（キャスク）
内洗浄水については、沈降分離処理し、共用プール低電導度廃液受タンクで貯水しており、
当該タンクレベルが高くなったら、適宜滞留水処理施設（集中廃棄物処理施設（高温焼却炉建屋）など）へ移送を実施。
（平成 26 年 1 月 28 日午前 10 時４分～午後１時 49 分実施）
・ ４号機使用済燃料プールから共用プールへの燃料移動作業において発生する構内用輸送容器（キャスク）内包水（４号機使用済燃料プール水）および構内用輸送容器（キャスク）内洗浄水については、沈降分離処理し、共用プール低電導度廃液受タンクで貯水しているが、そのタンクが満水レベルに達したことから、平成 26 年３月 12 日午前９時 30分から午後２時 20 分にかけて、同タンクから集中廃棄物処理施設（高温焼却炉建屋）への移送を実施。なお、本移送は今後も適宜実施していく。
＜その後の移送実績＞
共用プール低電導度廃液受タンク→集中廃棄物処理施設（高温焼却炉建屋）
平成 26 年５月９日午前 10 時から午後２時 17 分
平成 26 年６月 12 日午前 10 時６分から午後０時 20 分
平成 26 年７月 10 日午前 10 時 35 分から午後０時５分
平成 26 年７月 16 日午前 10 時 12 分から午前 10 時 44 分
平成 26 年７月 22 日午前 10 時から午前 10 時 35 分
平成 26 年７月 29 日午前 10 時 40 分から午前 11 時 13 分
その後も適宜移送を実施。
・共用プール建屋に設置してあるエリアモニタ＊（３台）について、４月 22 日午後１時 45 分頃、欠測していることを確認。当該エリアモニタについては、４月 19 日から４月 21 日の３日間、１日に１回の線量当量率の測定が出来ていなかった。なお、４月 22 日、手サーベイによる当該エリア周辺の測定を行い、欠測前の値と比較し、有意な変化がないことを確認している。
・共用プール建屋３階オペレーティングフロア ４月 18 日： 1.9μSv/h
４月 22 日： 1.8μSv/h
・共用プール建屋１階監視操作室
４月 18 日： 11.0μSv/h
４月 22 日： 7.0μSv/h
・共用プール建屋１階キャスク保管エリア
４月 18 日： 16.0μSv/h
４月 22 日： 20.0μSv/h
当該エリアモニタが欠測した理由については、今後調査を実施する。
＊エリアモニタ:当該エリアの雰囲気線量を測定する装置
その後の調査の結果、４月 18 日午前９時 30 分頃、制御盤改造工事のために当該エリアモ
ニタの２重化された電源（Ａ・Ｂ系）のうち、Ａ系の電源を停止した際、Ｂ系の電源も一緒に停止していたことが判明。また、当該エリアモニタには記録紙（チャート）が付いており、記
録紙を一週間に１回確認することで、線量当量率が毎日１回測定されていることを確認しているが、４月 22 日、現場にて記録紙の確認を行った際、当該エリアモニタの電源が停止し、欠測していることを確認。当該エリアモニタについては、４月 23 日以降に復旧する予定であり、その間は毎日１回、手サーベイによる当該エリア周辺の線量当量率を測定し、有意な変化がないことを確認する。なお、共用プール建屋３階オペレーティングフロア(オペフロ)については、燃料取扱い作業のために可搬型のエリアモニタを設置し、当該エリア周辺の線量当量率を測定しており、当該エリアモニタが欠測している期間(４月 19 日～４月 21 日)
において、警報等の異常が発生していないことを確認。Ａ系の電源を停止した際、Ｂ系の電源が一緒に停止した原因は、平成 24 年６月にエリアモニタＢ系を復旧した際、誤ってＡ系の電源を接続していたことによるものであると判明。引き続き調査を行っていく。
【その他】
・７月３日午前 11 時 10 分頃、共用プール建屋地下１階において、配管貫通口より水が流入（連続滴下１箇所および鉛筆芯１本程度２箇所の合計３箇所）していることを当社社員が発見。当該エリアの配管貫通口から流入した水は、床面に約１ｍ×約 1.5ｍ×約１ｍｍの範囲に広がっており、床面に設置されている排水口（床ファンネル）に連続で排水されているため、建屋外への流出はない。
流入した水の分析結果は以下の通り。
・セシウム 134 ：2.1×10^1 Bq/L・セシウム 137 ：6.0×10^1 Bq/L
・全ベータ ：1.7×10^2 Bq/L
今回の分析結果については、付近のサブドレン水の分析結果と比較しても同等の放射能濃度であることを確認。また、当該配管貫通口近傍は滞留水を取り扱う配管がないことから、流入水はフォールアウトの影響を受けた地下水と判断した。
８月 22 日、同エリアにおける水の流入箇所の止水処理が完了。当該エリアについては、配管貫通部２箇所から水の流入を確認したため、当該２箇所について、モルタルによる止水処理を実施。
また、同エリア内の同様な配管貫通部についても水の流入が考えられることから、今回流入した２箇所を含め 11 箇所について、モルタルによる止水処理を実施。
・11 月６日午前 11 時 30 分頃、共用プール建屋使用済燃料貯蔵プールにおいて、４号機燃料のチャンネルボックス内の水を採取する作業を行っていたところ、水採取用治具のコック
カバー（約 10 ㎝×約２㎝×厚さ約２㎜のゴム製）が同プール内に落下し、同プール内のス
キマサージタンクに流入。このため、同日午後０時 20 分に共用プール冷却浄化系の各パラメータを確認し、異常がないことを確認。図面により、同プール内のスキマサージタンク上部には、異物の混入を防止するため、６mm 角メッシュのスクリーンが設置されていることを確認。このことから、落下したコックカバーが共用プール冷却浄化系へ流入することはないと判断。なお、同日午後２時 35 分、共用プール冷却浄化系の各パラメータを確認し、異常がないことを確認。今後、落下したコックカバーの回収について検討を行う。11 月 28 日午
前 10 時 15 分、スキマサージタンクに落下したコックカバーの回収を実施。回収したコックカ
バーを確認した結果、寸法（実測値）は、約 12cm×約２cm×厚さ約７mm であり、変形破損等はなかった。なお、材質についてはゴム製とお知らせしていたが、その後の確認においてビニール製であることを確認。

水処理装置および貯蔵設備の状況【セシウム除去設備】
・１月６日午前 11 時 50 分頃、第二セシウム吸着装置（サリー）Ｂ系セシウム吸着塔下部の配管付け根部分に、微少のにじみをパトロール中の福島第一原子力規制事務所の原子力保安
検査官が発見。その後、にじみの状況に変化がないことから、現状では追加的な漏えいはないものと判断。また、当該箇所付近の表面線量測定を実施した結果、当該吸着塔が設置されているエリアにおける雰囲気線量（バックグラウンド）と同等の値であることを確認。
【線量測定結果】
当該箇所の表面線量測定値：約 0.10mSv/h（ガンマ線）
約 0.03mSv/h（ベータ線：70μm 線量当量率）
雰囲気線量測定値：約 0.025mSv/h（ガンマ線）
約 0.00mSv/h（ベータ線：70μm 線量当量率）

にじんでいた水について、スミヤろ紙に吸着させ測定を実施した結果、約 4,000cpm を検出。
この測定結果は床面の放射性物質による影響も考えられることから、再測定を行い、雨水による影響を含めて確認する。
１月７日、あらためて当該部の表面線量測定を実施したところ、雰囲気線量（バックグラウン
ド）と同等であり、汚染水の漏えいではないことを確認。また、当該部についてスミヤろ紙による再測定を実施し、300cpm であることを確認。なお、にじみ痕等の状況については、同日、再度現場確認を行い、変化がないことを確認。以上のことから、にじみのあった水は当該吸着塔を使用前に屋外に保管していた際に、遮へい容器の隙間部から浸入した雨水と判断。
今回のにじみは吸着材容器の健全性に影響するものではないが、雨水浸入防止の観点か
ら以下の通り対策を実施する。
１．使用済み吸着塔を優先して、遮へい容器の隙間部のコーキング処理を実施する。
２．未使用の吸着塔についても、隙間部のコーキング未実施のものについて、コーキング処理を実施する。
３．新製の吸着塔については、製作にあわせて雨水浸入部のコーキング処理を継続して実施する。
・３月 10 日午前 10 時 54 分、第二セシウム吸着装置（サリー）の空気作動弁の駆動用空気供給ラインを、信頼性向上の観点から既設の樹脂製チューブを銅製チューブへ交換するにあたり、当該弁の操作ができなくなることから第二セシウム吸着装置（サリー）を停止。今後、セシウム吸着装置にて水処理を行う予定。
同日午後４時 16 分、第二セシウム吸着装置（サリー）の停止に伴い、セシウム吸着装置を起動し、同日午後４時 40 分、定常流量に到達。
・３月 14 日、作業が終了したことから、同日午後２時 17 分、第二セシウム吸着装置（サリー）
を起動し、同日午後３時５分、定常流量に到達。
なお、第二セシウム吸着装置の起動に伴い、同日午後９時４分、セシウム吸着装置を停止。
・集中廃棄物処理施設（高温焼却炉建屋）の止水対策効果確認のため、４月 21 日午前８時
26 分に第二セシウム吸着装置（サリー）を一時停止。
なお、同装置の停止に伴い、同日午前９時 52 分にセシウム吸着装置を起動し、午前 10 時
２分に定常流量に到達。
・９月 24 日午前８時 36 分、第二セシウム吸着装置（サリー）ブースターポンプ（Ｂ）が停止。これにより午前８時 50 分に処理運転を停止。なお、水漏れは確認されてない。その後、原因はブースターポンプ（Ｂ）上流側の高温焼却炉建屋に設置してある水中ポンプ出口弁を誤って閉操作したことにより、ブースターポンプ（Ｂ）の吸込み圧力が低下し、停止したことを確認。その後、当該設備に異常が確認されなかったことから、同日午後４時 34 分にブースターポンプ（Ｂ）を起動。午後４時 52 分に運転状態に異常がなく、流量も安定していることを確認。
・平成 26 年 12 月 15 日午前７時 39 分、第二セシウム吸着装置（サリー）について、現在のセシウム吸着塔からストロンチウム除去が可能なセシウム／ストロンチウム同時吸着塔への交換を行うため停止。その後、本作業が終了したことから、12 月 26 日午後１時 30 分に同装置を起動。
【多核種除去設備（ＡＬＰＳ）】
・１月７日、多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ｂ系の高性能容器（ＨＩＣ）の交換作業を実施中、当該作業用クレーンに走行不具合が発生したため、原因調査を実施していた。その後、１月９日に当該クレーンの走行モータ４台の内、１台に異常を確認。当該クレーンについては、異常が確認されたモータを含む２台を除外した状態で走行できることを確認したことから、今後、
循環待機運転中のＡ・Ｃ系については、ＨＩＣの交換作業を行った後、処理運転に移行する。
なお、異常を確認した走行モータについては、今後、取り替えなどの処置を行う予定。
その後、Ｃ系のＨＩＣ交換作業が終了したことから１月 10 日午後３時 37 分に、Ａ系のＨＩＣ交
換作業が終了したことから同日午後８時 13 分に、それぞれ循環待機運転から処理運転に移行。なお、処理運転後の状態に異常がないことを確認。
Ｂ系においてＨＩＣ交換を含むフィルタ洗浄が終了したことから、１月 11 日午後２時 36 分に処理運転を開始。また同時刻において、Ｃ系を処理運転から循環待機運転に移行。なお、Ｂ系の運転状態に異常がないことを確認。
１月 23 日午後１時 40 分、異常を確認した走行モータの取り替えが終了し、当該クレーンは、４台の走行モータによる運転に復帰した。
・２月 26 日午後０時 21 分、多核種除去設備（ＡＬＰＳ）において、インバータ故障警報が発生し、３系統（Ａ系，Ｂ系，Ｃ系）あるうちの１系統（Ａ系）のブースターポンプ＊No.2 が停止。これに伴い、Ａ系が循環待機運転に移行。その後、ブースターポンプモータ、インバータおよび付属機器等の調査を行った結果、ブースターポンプ用インバータにて「地絡」が発生したことが判明。このため、インバータ内部に異常がある可能性が高いことから、当該インバータ等の交換を実施。２月 27 日午後 10 時 47 分、当該ブースターポンプを起動し、運転を再開。
当該ブースターポンプ起動後の運転状態に異常はない。
＊ ブースターポンプ：鉄共沈処理（有機物の除去、α核種の除去）や炭酸塩沈殿処理などをした水を吸着塔へ送るポンプ
・３月５日午後５時 40 分、多核種除去装置のインバータ故障警報が発生し、３系統（Ａ系、Ｂ系、Ｃ系）あるうちの１系統（Ｂ系）のブースターポンプ（＊）No.2 が停止。これに伴い、Ｂ系が循環待機運転に移行した。Ｂ系のインバータおよび当該ポンプ電動機の点検を行ったとこ
ろ、それぞれに異常は確認されなかったが、インバータ内部に当該ポンプの電動機が過負荷となったことを示す信号が記録されていた。Ｂ系はクロスフローフィルタの差圧上昇が起きたことから、比較的低流量で安定した処理運転を行っていたが、過度の低流量状態で運転を継続すると、当該ポンプが過負荷となる信号が動作する設計となっており、今回はこの信号が動作し当該ポンプが停止したものと推定。このため、Ｂ系が過度な低流量状態での運転とならないように、当該ポンプの上流側のタンク水位およびポンプ流量の監視を強化して適切に制御することとし、３月６日午前４時５分、当該ポンプを起動し、処理運転を再開。起動後の運転状態に異常はない。なお、同設備で試験運転を行っているＡ系およびＣ系については、異常はない。
＊鉄共沈処理（有機物の除去、α核種の除去）や炭酸塩沈殿処理などをした水を吸着塔へ送るポンプ。
・３月 18 日、３系統（Ａ系，Ｂ系，Ｃ系）あるうちの１系統（Ｂ系）について、午後０時４分にフィル
タの酸洗浄のため停止している。同日、Ｂ系の処理後の出口水の全ベータの分析結果（３月 17 日採取分）が 10７Bq/L 程度であることを確認した。 多核種除去設備（ＡＬＰＳ）の入口
水については、全ベータで 10８Bq/L 程度であり、処理が不充分となっている可能性があることから、念のため、Ａ系について同日午後１時 38 分、Ｃ系について午後１時 39 分に処理を中断した。多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ａ，Ｂ，Ｃ出口水、下流側のサンプルタンクＡ，Ｂ，Ｃおよび移送先のＪ１エリア（Ｄ１）タンクの全ベータ放射能濃度の分析結果は以下の通り。
・Ａ系出口：2.7×10^2Bq/L（採取日：３月 17 日）

・Ｃ系出口：2.2×10^2Bq/L（採取日：３月 17 日）
・Ｂ系出口：1.1×10^2Bq/L（採取日：３月 14 日）
・Ｂ系出口：1.4×10^7Bq/L（採取日：３月 17 日午前 10 時 45 分）
・Ｂ系出口：1.1×10^7Bq/L（採取日：３月 17 日午後２時 15 分）
・サンプルタンクＡ：5.1×10^6Bq/L（採取日：３月 18 日）
・サンプルタンクＢ：3.6×10^6Bq/L（採取日：３月 18 日）
・サンプルタンクＣ：9.2×10^6Bq/L（採取日：３月 18 日）
・Ｊ１エリア（Ｄ１）タンク：5.6×10^6Bq/L（採取日：３月 18 日）
多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ａ系およびＣ系出口水の分析結果については、通常と同程度の値であり、除去性能に異常はみられない。また、多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ｂ系に漏えい等の異常は確認されていない。
原因調査結果および今後の対応については以下のとおり。
【原因調査結果】
・多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ｂ系前処理装置のクロスフローフィルタ＊の不具合（不具合状況
は調査中）により、透過した炭酸塩（多量のストロンチウムを含む）が、除去装置の吸着塔内に残存し、時間をかけて下流に流れ、水質が中和される塩酸注入点以降で溶解し、多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ｂ系出口まで到達し、放射能濃度が上昇したものと推定。
＊クロスフローフィルタ
後段の吸着塔でストロンチウム吸着を阻害するイオン（マグネシウムやカルシウム等）の炭酸塩を除去するフィルタ【今後の対応】
・クロスフローフィルタを透過した炭酸塩が吸着塔に捕獲された場合は、吸着塔の差圧上昇が生じることから、今後当該差圧が上昇した際には、透過した炭酸塩によるものかを確認
し、炭酸塩の透過による場合は多核種除去設備（ＡＬＰＳ）の処理運転を停止し、原因調査を実施する運用とする。
・また、処理水タンク（Ｊエリアタンク等）への汚染拡大防止のため、処理水タンクへ移送する
都度、サンプルタンク水の測定を実施し、異常のないことを確認した後に移送を行う運用とする。
汚染水が流入した系統の浄化運転を行うため、３月 24 日午後０時 59 分にＡ系、同日午後１時にＣ系の運転を再開。その後、同日午後６時 56 分頃、サンプルタンク（Ｃ）側面のマン
ホールのリークチェックを行っていた当社社員が、１秒に１滴程度の漏えいを発見。漏れた水については、ドレンパン上でビニール袋に受けており、袋の中にとどまっていることから、外部への漏えいはない。また、漏えい量は約 500ml と推定。
これに伴い、多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ａ系およびＣ系の処理を同日午後６時 58 分に中断し、循環待機運転に移行。なお、サンプルタンク（Ｃ）側面のマンホールについては、タンク内部の洗浄のため一時開放しており、３月 23 日までに復旧している。
その後、サンプルタンク（Ｃ）の水位を下げるため、３月 25 日午前１時 28 分から水中ポン
プにてサンプルタンク（Ａ）への移送を開始し、同日午前１時 50 分に当該マンホール部の漏えいの停止を確認。漏えい量は約８Ｌと推定しており、外部への漏えいはない。その後、当該タンクのマンホールを開けて、フランジパッキンを交換した後、マンホールを復旧し、多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ａ系については同日午後４時３分に運転を再開し、Ｃ系については同日午後４時５分に運転を再開。今後、マンホール部の漏えい等の確認を行う予定。
・多核種除去設備（ＡＬＰＳ）では、汚染水処理設備にて処理した廃液を用いた試験（ホット試験）を行っており、Ａ系については３月 25 日午後４時３分に運転を再開し、Ｃ系については
同日午後４時５分に運転を再開したが、本日（３月 27 日）午前 10 時 28 分、Ａ系のブースタ
ーポンプ＊１の出口側で採取した水が白濁していることを確認。このため、Ａ系について同日午前 10 時 42 分に処理運転から循環待機運転に切り替えを実施。
＊ ブースターポンプ：鉄共沈処理（有機物の除去、α核種の除去）や炭酸塩沈殿処理などをした水を吸着塔へ送るポンプ
Ａ系の系統出口水の全ベータの値は、3 月 26 日の分析結果（2.0×102 Bq/Ｌ）と比較しても、通常の変動の範囲内であり、現場を調査したところ、Ａ系の一部のクロスフローフィルタ出口
水において、白濁が確認されており、クロスフローフィルタから炭酸塩スラリーが透過している可能性があることから、引き続き原因調査を行う。なお、現在処理運転中のＣ系の系統水については、白濁は確認されていない。
その後確認できた状況等はクロスフローフィルタ（ＣＦＦ）７Ａの分解調査を実施したところ、Ｖ
シール（テフロン製）に微小な傷を確認するとともに、脆化傾向があることを確認したことから、
炭酸塩スラリーが下流側に流出したものと考える。ＣＦＦ－７Ａ、８Ａについては、新規品との交換を実施。なお、スラリー流出による影響は、吸着塔４Ａ入口まで確認されていることから、洗浄を実施。洗浄が完了次第、Ａ系統の処理運転を開始する予定。
４月 22 日午後４時 15 分、本作業が終了したことから、Ａ系の処理運転を再開したが、その後の現場確認にて、ブースターポンプ１出口側より水を採取したところ、若干の白濁があること、カルシウム濃度が高いことを確認したため、午後６時６分に処理運転を停止。各クロスフロー
フィルタ(ＣＦＦ)から一様に高いカルシウム濃度が確認されたことから、炭酸塩沈殿処理が十分に行えていない可能性があり、詳細に調査を実施した結果、炭酸ソーダ供給ラインの手動
弁が閉のままであることを確認。カルシウム濃度上昇の原因となった炭酸ソーダ供給ラインの手動弁を開とするとともに、その他の弁等の状態に異常がないことを確認したことから、４月
23 日午後８時 24 分に処理運転を再開。
・３月 29 日午後 11 時 46 分、多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ｃ系において、処理運転から循環待機運転に切り替えを行い、共沈タンク内のｐＨサンプリングを行うポンプの洗浄を行っていたが、洗浄後のポンプの流量が回復しないことから、３月 30 日午前２時 40 分に点検調査を行うこととした。その後、当該ポンプの再洗浄を行ったところ、流量が回復したことから、同日午
前 10 時４分にＣ系の処理運転を再開。処理再開後の運転状態に異常は確認されていない。
・４月 16 日午後０時 19 分頃、多核種除去設備（ＡＬＰＳ）において、高性能容器（ＨＩＣ）からオーバーフローしていることを協力企業作業員が発見。現場調査の結果、多核種除去設備（ＡＬＰＳ）側の吸着塔から吸着材２用ＨＩＣに、ろ過水を注入して吸着材を送り出す作業中、ＨＩＣから吸着材とろ過水の混合物がオーバーフローしたものと推定。オーバーフロー範囲
は約８ｍ×約９ｍ×深さ約 10cm でジャバラハウス内の堰内にとどまっており、その後、仮設の移送ポンプを停止したことにより、同日午後１時 24 分にオーバーフローが停止したことを確認。なお、協力企業作業員の身体に放射性物質の付着はなく、設備の損傷等の異常は確認されていない。また、モニタリングポストおよびダストモニタの指示にも有意な変動は確認されていない。
また、同日午後０時 36 分頃、多核種除去設備（ＡＬＰＳ）において、「クロスフローフィルタ＊１
Ａスキッド２近傍タメマス＊２漏えい」警報が発生。現在、当該警報の発生とオーバーフローの関係について確認中。
＊１ 後段の吸着塔でストロンチウム吸着を阻害するイオン（マグネシウムやカルシウム等）の炭酸塩を除去するフィルタ
＊２ オーバーフローした水を集水する設備

本件については多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ｂ系の吸着塔３Ｂから吸着材用のＨＩＣへ吸着材を排出する作業中に、わずかな吸着材を含むろ過水がＨＩＣからオーバーフローしたものであることが判明。
オーバーフローした水の分析結果は以下のとおり。
・セシウム 134:
2,600 Bq/L・セシウム 137:
6,700 Bq/L
・全ベータ : 3,800,000 Bq/L（3.8×10６ Bq/L）
また、詳細に現場を確認した結果、オーバーフロー範囲は約６ｍ×約６ｍ×深さ約３cm であり、オーバーフローした量は約 1.1ｍ３と判断。今回の多核種除去設備（ＡＬＰＳ）におけるＨＩ
Ｃからのオーバーフローでの全ガンマ核種による放射能量は、約 1.0×10７Bq、全ベータ核
種による放射能量は、約 4.2×10９Bq と算出。なお「クロスフローフィルタ＊１Ａスキッド２近傍
タメマス＊２漏えい」警報が発生した件については、多核種除去設備（ＡＬＰＳ）におけるＨＩＣ
からのオーバーフローが原因であることが判明。現在オーバーフローの原因については調査中。
オーバーフローした水については同日午後４時 55 分から回収を開始し、午後７時 30 分に回収および拭き取り作業を終了。
＊１ 後段の吸着塔でストロンチウム吸着を阻害するイオン（マグネシウムやカルシウム等）の炭酸塩を除去するフィルタ＊２ オーバーフローした水を集水する設備
・詳細に現場を確認した結果、オーバーフロー範囲は約６ｍ×約６ｍ×３cｍであり、漏えい
量は約 1.1ｍ３と判断。
本件は当該作業に従事していた作業員への聞き取りにより、多核種除去設備（ＡＬＰＳ）（Ｂ）
系の吸着塔３Ｂから吸着材（メディア）用のＨＩＣへ吸着材を排出する作業において、ＨＩＣの水位監視を担当する作業員が配置されていない状況で移送を開始したことが原因であった。
【聞き取り内容】
吸着材を排出する作業員Ａは、ＨＩＣの水位監視およびＨＩＣ用脱水ポンプの操作を担当する作業員Ｂが配置されていると思い込み、ＨＩＣの液位が上昇した際には作業員Ｂより連絡があると考えていた。また、作業員Ｂは、別の作業に従事しており、吸着塔３Ｂの排出作業前には作業員Ａより連絡があるものと考えていた。
上記のことから本件の対策は以下のとおり。
・関係者全員による安全事前評価を実施。
・元請け工事担当者は、ＴＢＭ－ＫＹにおいて人員配置確認を記録用紙を用いて実施。
・当社工事管理員は、全員参加のＴＢＭ－ＫＹや記録用紙を用いた人員配置確認が実施されていることを、ＴＢＭ－ＫＹへの参加やＫＹシートの受領等により継続的に確認。

・仮設ホースの接続先を、ＨＩＣの液位高で作動する遮断弁の上流側へ配置。
・仮設ホースを通した堰の貫通スリーブについて、漏えい拡大防止の観点から止水処理を行う。
なお、当該作業については、以上の対策を実施したうえで４月 19 日より再開。
・多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ａ系については処理運転中のところ、５月 17 日の定例のサンプリ
ングにおいて、系統水に若干の白濁があること、カルシウム濃度が高いことを確認。このため、多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ａ系について、同日午前９時 00 分、処理運転を停止し、循環
待機運転に切り替えた。
系統水の分析結果については、以下の通り。
［５月 17 日採水］
・Ａ系の系統出口水：全ベータ 240 Bq/Ｌ
この値は、前回 (５月 16 日)採取の分析結果（320 Bq/Ｌ）と比較しても、通常の変動の範囲内であった。
その後、現場を調査したところ、Ａ系のクロスフローフィルタ（ＣＦＦ）５の出口水 において、白濁が確認されており、クロスフローフィルタから炭酸塩スラリーが透過している可能性があることから、引き続き原因調査を行う予定。
なお、現在処理運転中のＣ系の系統水については、白濁は確認されていない。
・多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ｃ系については処理運転中のところ、５月 20 日の定例のサンプリ
ングにおいて、系統水に若干の白濁があること、カルシウム濃度が高いことを確認。このため、多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ｃ系について、同日午前９時、処理運転を停止し、循環待機
運転に切り替えた。
系統水の分析結果については、以下の通り。
［５月 20 日採水］
・Ｃ系の系統出口水：全ベータ 400 Bq/Ｌ
この値は、前回（５月 19 日）採取した水の分析結果（290 Bq/Ｌ）と比較しても、通常の変動の範囲内であった。
このことから、系統下流側（サンプルタンク等）への汚染等の影響はないと判断した。引き続き原因を調査していく。
・多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ｂ系出口水に高い放射能濃度（全ベータ）が確認されたこと、およびＡ系のブースターポンプ＊１１出口側水の炭酸塩スラリー流出による白濁に関連し、Ｂ系のクロスフローフィルタ＊２３Ｂ、およびＡ系のクロスフローフィルタ７Ａ、８Ａの分解調査を実施。
その結果、ガスケットの一部に欠損や微小な傷が確認されたことから、当該部から炭酸塩ス
ラリーが流出したと評価。加えて、当該ガスケットは放射線劣化により脆化していることが確認され、このため、脆化したガスケットに圧力脈動等が加わったことで欠損したと推定。また、Ａ系のクロスフローフィルタ５Ａについても、同様の現象が発生したものと推定。
対策として、ガスケットの材質を耐放射線性に優れる合成ゴムに取替え、ガスケットを二重化
Ｏリングに変更する。
現在停止しているＡ系、Ｂ系については、対策を施したクロスフローフィルタ（改良型クロスフ
ローフィルタ）に交換する。
＊１：ブースターポンプ
鉄共沈処理（有機物の除去、α核種の除去）や炭酸塩沈殿処理などをした水を吸着塔

へ送るポンプ＊２：クロスフローフィルタ
後段の吸着塔でストロンチウム吸着を阻害するイオン（マグネシウムやカルシウム等）の炭酸塩を除去するフィルタ
その後、Ｃ系の各クロスフローフィルタ出口水をサンプリングした結果、クロスフローフィルタ（７Ｃ）および（８Ｃ）の出口水に若干の白濁を確認したことから、当該フィルタから炭酸塩スラリ
ーが流出してＣ系のブースターポンプ１出口水が白濁およびカルシウム濃度が高くなったことが分かった。
なお、クロスフローフィルタ下流に設置してある吸着塔においてカルシウム濃度の上昇が確認されていないことから、炭酸塩の流出範囲は限定されると推定。
多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ｂ系については、クロスフローフィルタ（３Ｂ）から炭酸塩スラリーがろ過ライン側へ流出していることが確認されたため、３月 18 日より処理運転を停止。
その後、原因調査において、クロスフローフィルタのガスケットの一部に欠損や微小な傷が確認されたことから、その対策として改良型クロスフローフィルタに交換することとしていた。
Ｂ系については、系統の洗浄および改良型クロスフローフィルタへの交換が完了したことから、５月 23 日午後０時 48 分に処理運転を再開。処理再開後の運転状態に異常はない。
なお、現在停止しているＡ系とＣ系については、改良型クロスフローフィルタに交換し、Ａ系は６月上旬頃に、Ｃ系は６月中旬頃に処理運転を再開する予定。
６月９日午前 10 時 14 分、系統の洗浄および改良型クロスフローフィルタへの交換が完了したことから、同設備Ａ系の処理運転を再開。処理再開後の運転状態に異常はない。
Ｃ系については、白濁の対策として全てのクロスフローフィルタを改良型クロスフローフィル
タへ交換し、６月 19 日に処理運転を再開する予定だったが、改良型クロスフローフィルタの交換に合わせて実施していた腐食対策有効性確認において、吸着塔２Ｃのフランジ部２箇
所に微小なすき間腐食を確認。今回確認されたすき間腐食は、吸着塔に充填された活性炭の影響によるものと考えられることから、活性炭を充填している吸着塔１Ｃ、２Ｃの周辺フランジ部に追加腐食対策としてガスケット型犠牲陽極に交換することとしていた。その後、Ｃ系については、系統内洗浄、改良型クロスフローフィルタへの交換および追加腐食対策として
ガスケット型犠牲陽極への交換が完了したことから、６月 22 日午前９時に処理運転を再開。
なお、運転状態については、同日午前９時 25 分に漏えい等の異常がないことを確認。
また、多核種除去設備Ａ，Ｂ系についてもガスケット型犠牲陽極への交換を計画。
・多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ｃ系については、吸着塔２Ｃのフランジ部２箇所に微小なすき間
腐食が確認されたことから、対策として、活性炭を充填している吸着塔１Ｃ、２Ｃの周辺フラン
ジ部にガスケット型犠牲陽極を設置。この水平展開として、多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ａ系
およびＢ系の同箇所についてもガスケット型犠牲陽極を設置することとし、Ａ系について、７
月８日午後１時 39 分に処理運転を停止。なお、処理運転停止後、漏えい等の異常がないことを確認。Ｂ系については、７月下旬に対策を実施予定。
・多核種除去設備Ａ系については、同設備Ｃ系で確認された吸着塔フランジ部の微小なすき間腐食発生の対策（フランジ部へのガスケット型犠牲陽極の設置）を水平展開するため、７
月８日午後１時 39 分に処理運転を停止していたが、本対策が完了したことから、７月 15 日
午後５時９分に処理運転を再開。処理再開後の運転状態に異常は確認されていない。なお、
本工事において、吸着塔の状況調査を行った際に、吸着塔２Ａの配管フランジ部周辺の２箇所に同設備Ｃ系吸着塔と同様な微小なすき間腐食が確認されたが、Ｃ系で確認されたす
き間腐食よりも小さく、フランジ部の健全性への影響は認められなかった。
・多核種除去設備Ｂ系については、同設備Ｃ系で確認された吸着塔フランジ部の微小なすき間腐食発生の対策（フランジ部へのガスケット型犠牲陽極の設置）を水平展開するため、７月
21 日午後 10 時に処理運転を停止。処理運転停止後、漏えい等の異常がないことを確認。
また、多核種除去設備Ｂ系の炭酸塩沈殿処理を行っているクロスフローフィルタ（ＣＦＦ）につ
いては、既に改良型ＣＦＦに交換を実施しているが、今回の処理運転停止にあわせて鉄共沈処理を行っているＣＦＦについても、これまでに問題は確認されていないものの、予防保全の観点から改良型ＣＦＦへの交換を実施する。なお、現在処理運転中の多核種除去設備Ａ系
およびＣ系の鉄共沈処理を行っているＣＦＦについても、今後、改良型ＣＦＦへの交換を予定している。
その後、これらの作業が完了したことから、８月１日午後２時 24 分に多核種除去設備Ｂ系の処理運転を再開。処理運転再開後、運転状態に異常がないことを確認。
・多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ａ系において、鉄共沈処理を行っているクロスフローフィルタ（ＣＦＦ）を改良型ＣＦＦへ交換するため、８月３日午後３時、処理運転を停止。作業が完了したことから、処理運転を再開。処理運転再開後、運転状態に異常がないことを確認。
・今後、設置が計画されている高性能多核種除去設備の除去性能および吸着材の交換周期等を検証するため、８月 20 日より検証試験装置を用いて、実液通水による検証試験を実施。
試験期間は３ヶ月程度を予定。
・多核種除去設備（ＡＬＰＳ）Ｃ系において、鉄共沈処理を行っているクロスフローフィルタ（ＣＦＦ）を改良型ＣＦＦへ交換するため、９月 21 日午後 10 時、処理運転を停止。処理運転停止後の状況について異常がないことを確認。
・９月 26 日、多核種除去設備Ｂ系の定例サンプリングにおいて、系統水のカルシウム濃度が高いことを確認。現場調査により、クロスフローフィルタ（８Ｂ）出口水において、若干の白濁が確認され、当該フィルタから炭酸塩が系統の下流側に流出していることが判明したため、
同日午後３時 22 分、同設備Ｂ系の処理運転を停止。なお、同設備Ｂ系の系統出口水（サンプルタンク入口水）における全ベータ放射能濃度に変動はなし。また、同設備Ａ系について
は、処理運転を継続中（Ｃ系については、クロスフローフィルタの交換作業のため停止中）。
現在、原因等を調査中。
その後、作業が完了したことから、９月 30 日午後３時２分に処理運転を再開。運転状態についても異常がないことを確認。また、９月 26 日多核種除去設備Ｂ系において処理運転を停止した事について、調査の結果、炭酸塩の流出した範囲は、１６塔ある吸着塔の１塔目までと判明。今後、念のため２塔目まで系統内の洗浄および、吸着材の交換を実施予定。また、白濁が確認された当該ＣＦＦ（８Ｂ）の取外しを行い、点検・原因調査を行う。多核種除去設
備Ａ系については、処理運転中。
・９月 26 日午後３時 22 分に処理運転を停止した多核種除去設備Ｂ系について、炭酸塩スラ
リーの流出が確認されたクロスフローフィルタ（８Ｂ）の点検を行った結果、バブリング試験において２箇所からエアーの流出を確認。エアーが流出した当該部について分解調査をした
ところ、六角ガスケットの一部に変形及びき裂を確認したことから、当該箇所より炭酸塩スラリ
ーが流出したものと推定。調査の結果、六角ガスケットの一部に変形およびき裂が発生し炭酸塩スラリーが流出した原因は、バックパルスポット＊作動時の圧力脈動と推定。設計上、許容される圧力の範囲内であったものの、バックパルスポット作動時に発生した微小な変位が蓄積され、炭酸塩スラリーを流出させる程の変形およびき裂に至ったと推定。なお、六角ガ
スケットを調査した結果、弾性が確認されたため、放射線劣化等に起因する脆化の兆候は確認されなかった。再発防止対策として、バックパルスポット作動時の圧力を運転に影響がない範囲で低減することとする。また、ブースターポンプ１出口でのカルシウム濃度測定を日々実施し、監視しながら処理を継続。なお、炭酸塩スラリーの流出が確認されたクロスフ
ローフィルタ（８Ｂ）については、予備品と交換を実施したことから、10 月 23 日午後５時 42 分に処理運転を再開。運転状態に異常がないことを確認。
＊逆洗のための加圧装置・高性能多核種除去設備については、平成 26 年８月 20 日より検証試験装置を用いて、実液通水による検証試験を実施していたが、高性能多核種除去設備本体の設置が完了したことから、
10 月 18 日午前 10 時 43 分に、ＲＯ濃縮塩水を用いた系統試験（ホット試験）を開始。運転状態については、漏えい等の異常がないことを確認。なお、検証装置を用いた検証試験については、継続して実施し、検証結果を適宜高性能多核種除去設備に反映していく。
・高性能多核種除去設備ホット試験中
・平成 26 年 12 月９日午後 10 時３分、多核種除去設備（Ａ系、Ｂ系、Ｃ系）について、出口放射能濃度が上昇した際の早期検知を目的としたβ線連続モニタ設置に伴う制御系改造を行うため、全系統停止。当該作業が終了したことから、12 月 14 日午後５時 53 分までに全系統を起動。
【淡水化装置】
・３月９日午前 10 時 25 分、福島第一原子力発電所淡水化装置Ｎｏ３（逆浸透膜式）マルチメ
ディアフィルタ＊付近の堰内において、水溜まりがあることを当社社員が発見。水溜まりの範囲は約 0.5ｍ×約 2.5ｍ×深さ約１mm で、同装置の堰内にとどまっており、建屋（ジャバラハウス）外への流出はない。念のため、同日午前 10 時 39 分に装置を停止。
溜まり水表面の線量を測定した結果は以下のとおり。
70μm 線量当量率（ベータ線）：1.4mSv/h
１cm 線量当量率（ガンマ線） ：0.1mSv/h
また、水のない床表面の線量は以下のとおり。
70μm 線量当量率（ベータ線）：3.35～3.40mSv/h
１cm 線量当量率（ガンマ線） ：0.1～0.15mSv/h
溜まり水の主な核種の分析結果は２月 11 日に採取した淡水化装置入口水の分析結果とほぼ同程度であった。
水溜まりの発生原因は特定されておらず、引き続き原因調査を行う。
その後、３月 10 日、11 日に同装置マルチメディアフィルタ（No.1、No.2、No.3）について通水確認を実施し、漏えいが無いことを確認。
また、マルチメディアフィルタ上部の防凍シートの部分に雨水が溜まる可能性があることを確認。
さらに、水溜まり発生箇所近傍の床面に水を撒き、回収した水をサンプリングした結果、３月９日に発生した水溜まり水の値に近い放射能濃度であることを確認。
以上の確認結果から、水溜まりの原因は、ハウス内に侵入した雨水、または同装置マルチメ

ディアフィルタ表面等の結露水が床に滴下したものと推定。また、水溜まり水は床に付着していた粉塵等により汚染した可能性があると推定。
３月 13 日午後２時 40 分から装置の運転を再開。
＊マルチメディアフィルタ
逆浸透膜のつまり防止のために逆浸透膜の前段に取り付けられたフィルタ【サブドレン他水処理施設】
・サブドレン他水処理施設の設置が一部完了したため、本設備において放射性核種の除去能力（トリチウムを除く）を確認する試験（浄化性能確認試験）の準備が完了したことから、８月
20 日午前 10 時 28 分にサブドレン他浄化設備への通水を開始。なお、通水時間は５時間程度を予定。
・９月 16 日午前８時８分より、新たにサブドレンピットから地下水を汲み上げ、当該水処理施設全体（集水設備、浄化設備）の系統運転試験を開始。
【増設多核種除去設備】
・増設多核種除去設備Ａ系について、９月 17 日午前 10 時 57 分、ＲＯ濃縮塩水を用いた系
統試験（ホット試験）を開始。運転状態については、漏えい等の異常がないことを確認。
・増設多核種除去設備Ｂ系において、９月 27 日午前 10 時 45 分に、ＲＯ濃縮塩水を用いた系統試験（ホット試験）を開始。運転状態については、漏えい等異常がないことを確認。
・増設多核種除去設備Ｃ系において、10 月９日午前 10 時 23 分に、ＲＯ濃縮塩水を用いた系
統試験（ホット試験）を開始。運転状態については、漏えい等異常がないことを確認。
・平成 26 年 11 月 30 日午前 10 時６分、増設多核種除去設備（Ａ系、Ｂ系、Ｃ系）について、
出口放射能濃度が上昇した際の早期検知を目的としたβ線連続モニタ設置に伴う制御系改造を行うため、全系統停止。当該作業が終了したことから、12 月３日午後８時 55 分までに全系統を起動。
【集中廃棄物処理施設における滞留水の移送】
・サイドバンカ建屋→プロセス主建屋
平成 26 年３月 17 日午前 11 時 15 分～午後７時 20 分
平成 26 年４月４日午前 10 時 15 分～午後６時 10 分
平成 26 年４月 10 日午前９時 41 分～午後５時 44 分
平成 26 年４月 13 日午後１時 57 分～午後 5 時 37 分
平成 26 年４月 23 日午前９時 49 分～午後６時５分
平成 26 年７月 30 日午前 10 時 11 分～午後７時９分
平成 26 年９月１日午前 10 時 17 分～午後６時 44 分
平成 26 年 10 月４日午前 10 時 34 分～午後５時 55 分
平成 26 年 10 月 26 日午前 10 時 20 分～午後３時 33 分
平成 26 年 11 月 18 日午前 10 時６分～午後４時
平成 26 年 12 月５日午前 11 時８分～午後４時 27 分
・各建屋の滞留水については、水位管理をしながら移送を実施しており、サイトバンカ建屋の滞留水は適宜、プロセス主建屋へ移送している。
４月 10 日頃から適宜、サイトバンカ建屋からプロセス主建屋への移送を行う中、サイトバン
カ建屋内の水位上昇およびプロセス主建屋の水位低下が確認された。

本来とは逆の水位変動が確認されたことを受け、４月 12 日より現場調査を行っていたところ、集中廃棄物処理施設４カ所（プロセス主建屋、高温焼却炉建屋、サイトバンカ建屋、焼却工
作建屋）のうち、３カ所間において、通常使用していない以下の滞留水移送ラインに設置してある仮設ポンプ(４台)が運転中であることがわかった。
・プロセス主建屋(１台)からサイトバンカ建屋
・プロセス主建屋(１台)から焼却工作建屋
・焼却工作建屋(２台)からプロセス主建屋（通常は、プロセス主建屋、高温焼却炉建屋に移送を行い、原子炉注水のための水処理設備による処理を行っている。）
このため、４月 13 日午後５時２分から午後５時 22 分にかけて、仮設ポンプ４台を停止し、滞留水の移送を停止。また、仮設ポンプ停止前後に各移送ラインを確認し、漏えい等の異常がないことを確認。
現場の状況を確認したところ、焼却工作建屋地下１階の全域（焼却建屋：約 23ｍ×約 40ｍ
×深さ約 20cm、工作建屋：約 19ｍ×約 57ｍ×深さ約５cm）に滞留水が広がっていることを確認。
焼却工作建屋については、通常時において滞留水を貯留していないことから、プロセス主
建屋内の滞留水が焼却工作建屋内（管理区域内）に流入したことにより、建屋床面に汚染した水が広がったものと判断した。
プロセス主建屋内の滞留水については、４月８日の分析結果から以下の通り。
・セシウム 134：1.0×107 Bq/L・セシウム 137：2.7×107 Bq/L
本件については、汚染水の分析結果と広がり範囲から、４月 13 日午後 10 時 15 分に核原料
物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第 62 条の３に基づき制定された、東京電力株式会社福島第一原子力発電所原子炉施設の保安および特定核燃料物質の防護に関する規則第 18 条第 12 号「発電用原子炉施設の故障その他の不測の事態が生じたことにより、核燃料物質等（気体状のものを除く）が管理区域内で漏えいしたとき。」に該当すると判断した。
焼却工作建屋地下１階については、建屋図面を確認したところ建屋外へ貫通している箇所はないこと、および焼却工作建屋周辺にあるサブドレン水の分析結果に有意な変化は見られていないことから、現時点で焼却工作建屋から外への漏えいはないものと判断している。
なお、焼却工作建屋地下１階に溜まった滞留水については、広がりの範囲（深さ）に変化がないことを継続監視し、建屋外への漏えいがないことを確認していく。
その後、焼却工作建屋地下１階の広がりの範囲（深さ）が、以下のとおり前回確認時より変化がないことを確認。
・焼却建屋：深さ約 20ｃｍ（変化なし）
確認時間４月 14 日午前２時 35 分（前回確認時間４月 13 日午後８時 30 分）
・工作建屋：深さ約５ｃｍ（変化なし）
確認時間４月 14 日午前２時 50 分（前回確認時間４月 13 日午後９時 20 分）
焼却工作建屋地下１階に流入した滞留水については、準備が整い次第、プロセス主建屋へ移送する予定であるが、移送前の準備として、４月 14 日午前３時、移送ラインに漏えい等の異常がないことを再度確認。

また、焼却工作建屋地下１階の広がりの範囲（深さ）については、前回確認時より変化がなく、建屋外への漏えいがないことを、以下のとおり確認したことから、４月 14 日午後１時１分、焼却工作建屋からプロセス主建屋への移送を開始。なお、移送開始後に作業員により現場で目視点検を実施し、移送ラインに異常がないことを確認。
・焼却建屋：深さ約 18cm（※）
確認時間４月 14 日午後０時 15 分（前回確認時間４月 14 日午前２時 35 分）※詳細に測定し、約 20cm から約 18cm と評価を修正。
・工作建屋：深さ約 5cm（変化なし）
確認時間４月 14 日午後０時 15 分（前回確認時間４月 14 日午前２時 50 分）
４月 14 日午後５時８分、移送ポンプの吸込み位置の関係で、これ以上、当該ポンプでの移送は困難であると判断し、移送を停止。移送停止後に作業員により現場で目視点検を実施
し、移送ラインに異常がないことを確認。焼却工作建屋地下１階の広がりの範囲（深さ）につ
いては、移送終了時点で、焼却建屋は４mm 低下し、17.6cm となり、移送を実施していない
工作建屋の水位については、変化はみられなかった。なお、４月 15 日以降のプロセス主建屋への移送については移送方法を見直し、準備ができ次第、移送を再開する。
焼却工作建屋地下１階の漏えい範囲（深さ）の確認については、定期的に現場に出向し、仮設水位計にて測定していた。その後、焼却工作建屋内に常設されていた水位計（焼却工
作建屋への滞留水貯留を想定し、水位監視用に設置してあったもの）が使用可能なことを確認できたことから、４月 14 日午後 10 時頃より、焼却工作建屋地下１階の漏えい範囲（深さ）の確認方法を常設水位計を用いた常時監視に切り替え。なお、水位計の切り替え以降、
常設水位計による常時監視においても、各建屋の水深に変化はない。
＜４月 15 日午後２時時点の各建屋水深＞
・焼却建屋：深さ 17.6cm（変化なし）
・工作建屋：深さ 5.0cm（変化なし）
焼却工作建屋の水位、焼却工作建屋サブドレン水の分析結果
・４月 13 日、集中廃棄物処理施設４カ所（プロセス主建屋、高温焼却炉建屋、サイトバンカ建屋、焼却工作建屋）のうち、３カ所間において、通常使用していない以下の滞留水移送ラインに設置してある仮設ポンプ(４台)が運転中であり、焼却工作建屋地下１階の全域に滞留水が広がっていることが確認されたことから、常設水位計による常時監視ならびに、焼却工
作建屋のサブドレン水の分析を強化中。
＜特記事項＞
・４月 14 日より監視強化開始。当面、監視を継続。
・５月１日に採取した焼却工作建屋東側サブドレン水の全ベータ値について 170Bq/L（４月30 日採取：13Bq/L）と、前回と比較して 10 倍以上の値を計測（５月１日の再採取分析結果：
430Bq/L）。計測値が上昇した原因について、４月 30 日からの降雨の影響と推測している。
・焼却工作建屋東側サブドレン水の全ベータ放射能濃度が 170Bq/L（５月１日採取）と前回値（４月 30 日採取：13Bq/L）から 10 倍以上に上昇した件（５月１日の再採取分析結果：
430Bq/L）について、５月２日に採取した値は 230Bq/L と、前回採取した測定結果と比較して大きな変動は確認されていない。
・焼却工作建屋東側サブドレン水の全ベータ放射能濃度が 51Bq/L（５月４日採取）と前回値（５月３日採取：92Bq/L）から低下傾向であり、トリチウム濃度については、前回と同様で検出限界値未満（検出限界値：110Bq/L）である。
・焼却工作建屋への滞留水の流入に関して、５月９日焼却工作建屋への仮移送設備の設置、および焼却工作建屋からプロセス主建屋の移送ラインの漏えい確認が終了。焼却工作建屋
滞留水のうち工作建屋側からプロセス主建屋への移送について、５月 12 日 11 時 50 分より開始。また、移送開始後に漏えい等の異常がないことを確認。なお、移送については５月下旬頃まで行う予定（移送は平日の日中のみ実施）で、移送中は監視員を配置して常時監視。
・各建屋内の滞留水の深さについては、常設水位計による監視において、プロセス主建屋への移送後の水位と比較し、焼却建屋では 1.6 ㎝の上昇。工作建屋については、５月 12 日より
プロセス主建屋への移送を実施していたが、６月 10 日午前 11 時１分、回収作業が完了。
５月 12 日よりプロセス主建屋へ随時移送を実施していたが、５月 16 日午前 10 時 30 分、回収作業が完了したため、移送を終了。
・５月 19 日、集中廃棄物処理施設（高温焼却炉建屋）と集中廃棄物処理施設（プロセス主建屋）間のトレンチ内部の水位が同日午後０時から同日午後４時の約４時間で 2461mm から2606mm に上昇したことを確認。このため、至近で行われていた現場作業を確認したところ、集中廃棄物処理施設（高温焼却炉建屋）と集中廃棄物処理施設（プロセス主建屋）間トレン
チのグラウト充填工事の準備作業として、トレンチ天井部に地表面から４箇所の孔を開ける作業を実施しており、その内、１箇所の孔より地下水と思われる水が流れ込む音を午後 10時 55 分頃確認。これを受けて、トレンチ内部の水を集中廃棄物処理施設（高温焼却炉建屋）へ移送するとともに、ファイバースコープによるトレンチ内部の状況確認、トレンチ内の水の分析をすることとした。
５月 20 日午前０時５分、集中廃棄物処理施設（高温焼却炉建屋）へのトレンチ内部の水の移送を開始し、同日午前０時 15 分に漏えい等、異常がないことを確認。また、採取したトレンチ
内の水の分析結果は以下の通り。
・高温焼却炉建屋－プロセス主建屋間トレンチ滞留水（立坑付近）（５月 19 日午後 11 時 20
分採水）
セシウム 134：3.7×10^6 Bq/L
セシウム 137：1.0×10^7 Bq/L・高温焼却炉建屋－プロセス主建屋間トレンチ滞留水（掘削口付近）（５月 20 日午前２時 20分採水）
セシウム 134：4.8×10^1 Bq/L
セシウム 137：1.5×10^2 Bq/L
トレンチ内に流入している水（掘削口付近）の分析結果は焼却工作建屋西側サブドレン水の濃度とほぼ同等であったことから、トレンチ内に流入している水は地下水であると判断。なお、
トレンチ内に滞留している水は集中廃棄物処理施設(高温焼却炉建屋)および集中廃棄物処理施設（プロセス主建屋）に滞留している汚染水の濃度とほぼ同等である。また、５月 20 日午前７時時点のトレンチ内の水位は 2447mm。現在、トレンチ内への水の流入箇所について、止水処理を実施中。
５月 20 日午前０時５分から５月 21 日午前３時 50 分まで、集中廃棄物処理施設（高温焼却炉建屋）へのトレンチ内部の水の移送を実施し、移送停止後にパトロールを実施し、漏えい等
異常がないことを確認。また、５月 21 日午前７時時点のトレンチ内の水位は 1226mm。
・平成 26 年５月 26 日午前 10 時 52 分、焼却工作建屋滞留水のうち焼却建屋側からプロセス

主建屋への移送を開始。移送開始後に漏えい等の異常がないことを確認。
・６月 10 日午前 11 時１分、焼却建屋からの滞留水回収作業完了。これにより焼却工作建屋
滞留水の回収作業が完了したことから、当該サブドレン水の分析については、６月 11 日採取
分を以て終了。

タンクからの水の漏えい関連
・Ｈ４エリアⅠグループ No.５タンクからの漏えいを受け、同様の構造のタンクの監視、および詳細な調査を継続実施中。
【タンクパトロール結果】＜特記事項＞
・１月 12 日午前９時 13 分頃、汚染水タンクパトロールにおいて、Ｇ４南タンクエリア内堰内基
礎の目地シールの一部が剥がれていることを、協力企業作業員が発見。当該堰内水位は、
１月 11 日午後４時頃に行ったパトロール後から１月 12 日午前９時頃にかけて、７cm から３cmに低下しており、当該目地シールの剥がれ箇所より堰内水が漏えいしていると判断。１月 12
日午前９時頃までの堰内水漏えい量は、約 50ｍ3 と推定。
１月 12 日午前９時 48 分、当該堰内水を当該エリア内タンクへのくみ上げを開始。当該タンクエリア内のタンク内水位の低下は確認されていない。
１月 12 日午前 10 時 55 分、当該堰内の目地シール剥がれ箇所については、エポキシ系樹
脂の充填による補修が完了。今後、堰内水位の変動を確認するため、同日午前 11 時 10 分、当該堰内水の同エリアタンクへのくみ上げを停止。
当該堰内水のストロンチウム 90 の分析結果が、１月 12 日午前９時 50 分の採水値で 5.9
Bq/L、平成 25 年 12 月 26 日採水値で 2.7 Bq/L でほぼ安定していること、当該タンクエリア
内のタンク内水位の低下が確認されていないことから、漏えいした当該堰内水は雨水であると判断。なお、１月 12 日午後２時頃の当該堰内水位は３cm（同日午前９時頃の水位から変化なし）であることから、堰内水の漏えい量は約 50ｍ3 のままであると推定。
１月 12 日午前 10 時 55 分に当該漏えい箇所の修理を完了後、漏えい確認（当該堰内水位の低下確認）を行っていたが、１月 13 日午前９時 34 分においても当該堰内水位は３cm（１
月 12 日午前９時頃の水位から変化なし）であることから、漏えいは停止したものと判断。
・２月９,10 日のパトロールにおいて、目視点検により漏えい等がないこと（降雪や凍結により漏えい確認ができない箇所を除く）、汚染水タンク水位計による常時監視（警報監視）においても異常がないことを確認。
・２月 11 日午後０時 20 分頃、汚染水タンクパトロールにおいてＨ４タンクエリア堰内の床コンクリート部に、目視で確認できる範囲で長さ 1.5ｍ程度の亀裂を協力企業作業員が発見。２月８日（降雪前）の当該堰内水位は０ｃｍであることを確認しているが、堰内には積雪があり、亀裂箇所から水がはけることを確認したことから、念のため当該堰内水の分析を実施。また、同日午後３時 35 分頃、Ｈ４東タンクエリアの堰内床コンクリート部に８ｍ程度の亀裂があることを協力企業作業員が確認。亀裂部付近に水はなく、亀裂部への水の流入は確認されていない。
同日、Ｈ４およびＨ４東タンクエリア堰内床コンクリート部の亀裂について、エポキシ系塗料
による補修が終了。Ｈ４およびＨ４東タンクエリア堰内の当該亀裂部付近に水はなく、亀裂への水の流入は確認されなかった。また、Ｈ４タンクエリアの亀裂について亀裂周辺の雪を取り除いて確認したところ、亀裂の長さは約 12ｍであることを確認。
また、Ｈ４およびＨ４東タンクエリアの各タンクの目視点検において漏えい等は確認できず、
汚染水タンク水位計による常時監視（警報監視）においても異常はなかった。
当該タンクエリア周辺の地下水の上流部、下流部共に前回と比較して有意な変動はない。
・２月 16 日午前９時 15 分頃、タンクエリアパトロールにおいて、Ｈ５タンクエリア堰内に溜まった水が堰外に漏えいしていることを協力企業パトロール員が発見。漏えい箇所および状況は以下の通り。
・Ｈ５タンクエリア西側堰の嵩上げした鋼製堰の配管貫通部（２箇所）。漏えい量は鉛筆の芯１本程度と指の太さで４本分程度。
・Ｈ５タンクエリア西側堰のコンクリート堰と嵩上げした鋼製堰の継ぎ目部(１箇所）。漏えい
量は１秒に１滴程度。
同日午前 10 時 45 分、Ｈ５タンクエリア西側堰の嵩上げした鋼製堰の配管貫通部からの漏え箇所（２箇所）に、漏えい水を受けるための容器を設置。なお、配管貫通部からの漏えい箇所については、コーキング処理にて補修を行い、漏えい量は、指の太さで４本分程度の箇所が１秒に３滴程度、鉛筆の芯１本程度の箇所が１秒に１滴程度に減少。
同日午前 11 時 10 分、Ｈ５タンクエリア堰内水をＨ６タンクエリア堰内へ移送を開始。さらに、
午後０時 30 分、4000t ノッチタンク群へ移送を開始。
また、同日午前 11 時 20 分頃、昼のタンクパトロールにおいて、新たにＨ５タンクエリア堰内に溜まった水の堰外への漏えい箇所（４箇所）を、協力企業パトロール員が発見。
・Ｈ５タンクエリア東側堰の嵩上げした鋼製堰の配管貫通部（１箇所）。漏えい量は１秒に５滴程度。
・Ｈ５タンクエリア西側堰の嵩上げした鋼製堰の配管を貫通されるための開口 部の閉止箇所（１箇所）。漏えい量は鉛筆の芯１本程度。その後、コーキング処理にて補修を行
い、１秒に２滴程度に減少。
・Ｈ５タンクエリア東側堰のコンクリート堰と嵩上げした鋼製堰の継ぎ目部(２箇所）。漏えい
量は１秒に３滴程度と２秒に１滴程度。
・Ｈ５タンクの水位については、有意な変動がなく、タンクからの漏えいはないと考えており、堰からの漏えい水は、降雪および雨水と判断。
同日午後３時 30 分頃、Ｈ５タンクエリア堰内水の移送により堰内水位が漏えい箇所より低下
したことから、漏えいが停止したことを確認。漏えい量は最大で約 19.2ｍ3 と推定。
なお、Ｈ５タンクエリア堰内水の移送実績は以下のとおり。
・Ｈ６タンクエリア堰内への移送：午前 11 時 10 分～午後１時５分
・4000t ノッチタンク群への移送：午後０時 30 分～午後４時 50 分
・２月 19 日、午後 11 時 25 分頃、タンクエリアパトロールにおいて、Ｈ６エリアに設置されているタンクの上部より水が垂れ落ちていることを協力企業作業員が発見。現場を確認した結果、タンク上部天板部のフランジ部より水が漏えいしており、上部天板部から漏えいした水は雨樋を伝わり堰外へ流出していることを確認。近くに排水路がないことから、海への流出はないと考えている。
漏えいしている水の表面線量率を測定したところ、70μｍ線量当量率は 50mSv/h（ベータ線）、１cm 線量当量率は 0.15mSv/h（ガンマ線）。漏えいした原因については、今後調査を実施。
その後の現場確認の結果、当該タンクの受入弁（２箇所）が開状態になっていたことから、当該弁を全閉にし、漏えい量が減少したことを確認。また、滴下箇所については、ビニールで養生し、漏えい水を受けている。
本件については、２月 20 日午前０時 43 分に核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第 62 条の３に基づき制定された、東京電力株式会社福島第一原子力発電所原子炉施設の保安及び特定核燃料物質の防護に関する規則第 18 条第 12 号「発電用原子炉施設の故障その他の不測の事態が生じたことにより、核燃料物質等（気体状のものを除く）
が管理区域内で漏えいしたとき。」に該当すると判断。
漏えいを止める措置として、同日午前３時 30 分にＨ６タンクエリ アの当該タンク群間の連結弁を開けて当該タンク水位を下げる操作を実施。その後、午前５時 40 分に漏えいが停止したことを確認。当該タンク水位は、上部天板部より 47cm の位置まで低下。
現場にて詳細調査を実施したところ、漏えい範囲はタンク堰沿い南方向に約３ｍ×約 40ｍ、近傍道路を跨いでＵ字溝の中に約 30ｍ×約１ｍ、蒸発濃縮装置用タンク設置エリアに約 36
ｍ×約 20ｍであることを確認。また、漏えい量については、ＲＯ濃縮水供給ポンプの移送量
およびタンクの空き容量等から、総漏えい量は約 110ｍ３と推定しており、そのうち堰外に約100ｍ３漏えいしたものと判断。漏えいした水のうち回収可能な水については、パワープロベ
スター（バキューム車）で汲み上げを実施。
２月 21 日、漏えいした水の回収を実施しているが、今回の漏えいについては近傍に排水路がないことから、海への流出はないと考えている。漏えいの原因は、淡水化装置処理後の水の受け入れ予定ではない当該タンクに接続されている弁が開いていたことにより、タンクに水が入り上部天板部から漏えいが発生したものと判明。閉まっているはずの弁が開いていたことの原因については、引き続き原因調査を進めている。
なお、漏えい箇所の土壌について線量測定を行った結果、地表面から３cm 離れたところで70μｍ線量当量率で最大約 900 mSv/h（ベータ線）、１cm 線量当量率で 0.1 mSv/h（ガンマ線）であったことから区画を行った。
漏えい範囲の確認結果については、既にお知らせしておりますが、淡水化装置エリア（蒸発濃縮装置用タンク設置エリア）の東側から南側にかけての側溝（長さ約 55m×幅約 30cm×
深さ約 30cm）にも漏えい水が溜まっていたことを確認しておりましたので、漏えい範囲を訂正させていただきます。側溝は閉塞されており、他箇所への流出は確認されておりません。
なお、当該箇所の漏えい水については、２月 21 日にバキューム車により回収しております。
漏えい範囲については、現場における詳細調査の結果、以下の範囲であると特定。
・Ｈ６タンクエリア堰近傍（Ｃ１タンク南方向沿い）：約３m×約 40m
・電気ケーブルが収納されているＵ字溝（近傍道路を跨いだＵ字溝）：約 30m×約１m
・淡水化装置（蒸発濃縮）エリア：約 36m×約 37m
・淡水化装置（蒸発濃縮）エリアの東側の一部および南側にある側溝：約 55m×約 0.3m
・３月 21 日午前中のパトロールにおいて、Ｈ４北エリアのＨ４－Ａ－No.３タンクのマンホールのボルト１箇所に錆があることを協力企業作業員が確認。その後、当社社員により 70μｍ線
量当量率の測定を実施したところ、高線量箇所であることを確認。測定結果については、以下のとおり。
＜Ｈ４－Ａ－No.３タンク＞
・70μｍ線量当量率（ベータ線）： 150 mSv/h ※高線量率箇所から５cm 離れた位置
・１ｃｍ線量当量率（ガンマ線）：0.15 mSv/h ※高線量率箇所から５cm 離れた位置
また、タンク目視点検において、当該箇所に漏えいは確認されておらず、当該タンクの水位監視においても、水位変動がないことを確認。
・３月 22 日午後のパトロールにおいて、Ｈ２南エリアの以下の２箇所で 70μｍ線量当量率が高い箇所を確認。測定結果については、以下のとおり。測定結果については、以下のとおり。
＜Ｈ２－Ｂ－No.４タンク（下から２段目のフランジ部）＞
・70μｍ線量当量率（ベータ線）： 40 mSv/h ※高線量率箇所から５cm 離れた位置
・１ｃｍ線量当量率（ガンマ線）：0.01 mSv/h ※高線量率箇所から５cm 離れた位置＜Ｈ２－Ｂ－No.４タンクとＨ２－Ｂ－No.５タンクの連絡弁ハンドル部＞
・70μｍ線量当量率（ベータ線）： 40 mSv/h ※高線量率箇所から５cm 離れた位置
・１ｃｍ線量当量率（ガンマ線）：0.01 mSv/h ※高線量率箇所から５cm 離れた位置
また、タンク目視点検において、当該箇所に漏えいは確認されておらず、当該タンクの水位監視においても、水位変動がないことを確認。
・３月 24 日午前中のパトロールにおいて、Ｈ１東エリアのＨ１Ｅ－Ｃ２タンクフランジ部（南東側におけるタンク底部から２段目の水平フランジ）１箇所に錆があることを協力企業作業員が確認。その後、当社社員により 70μｍ線量当量率の測定を実施したところ、高線量箇所であることを確認。測定結果については、以下のとおり。
＜Ｈ１Ｅ－Ｃ２タンクフランジ部＞
・70μｍ線量当量率（ベータ線）： 27 mSv/h ※高線量率箇所から５cm 離れた位置
・１ｃｍ線量当量率（ガンマ線）：0.1 mSv/h ※高線量率箇所から５cm 離れた位置
また、タンク目視点検において、当該箇所に漏えいは確認されておらず、当該タンクの水位監視においても、水位変動がないことを確認。引き続き、タンクパトロールを継続する。
・Ｈ６エリアタンク上部天板部からの漏えい（平成 26 年２月 19 日発生）の対策として、淡水化装置制御盤の制御系（ソフトウェア）改善を行うため、淡水化装置を３月 25 日午後４時 35 分
～３月 26 日午後２時 15 分、第二セシウム吸着装置を３月 26 日午前８時 16 分～午後２時に停止。
・Ｈ６エリアタンク上部天板部からの漏えい（平成 26 年２月 19 日発生）の対策として、淡水化装置制御盤の制御系（ソフトウェア）改善を行うため、淡水化装置を３月 27 日午前７時 12 分
～午前 11 時 50 分、第二セシウム吸着装置を３月 27 日午前８時 17 分～午後０時 57 分に停止。
・４月４日午前 7 時頃、福島第一原子力発電所南側にあるＧ５タンクエリア堰内に溜まった雨水が二重堰（外側）工事中の型枠下部から染み出していることを、パトロール中の当社社員が発見。本日の強い降雨の影響により当該タンクエリア堰内水位が上昇し、内側仮堰（高さ
約 25cm）からオーバーフローし、施工中の外側堰（高さ約１ｍ）型枠下部から水が染み出た。
水が染み出している型枠部分に土のうを設置。Ｇ５タンクエリア内には多核種除去設備で処理した水を貯蔵しているが、現時点で当該タンクの水位に変動はなく、タンクからの漏えいも確認されていない。なお、現場付近に側溝はない。当該堰内水の放射性物質濃度の分析
結果は以下のとおり。
＜Ｇ５タンクエリア堰内水分析結果（４月４日採取）＞・セシウム 134：検出限界値未満（検出限界値は 12 Bq/L）・セシウム 137：検出限界値未満（検出限界値は 17 Bq/L）・ストロンチウム 90 ：検出限界値未満（検出限界値は 2.2 Bq/L）※簡易測定結果
分析結果より、当該堰内水は雨水であると判断。なお、Ｇ５タンクの水位については有意な変動はなし。
・４月４日午前５時 30 分頃、強い降雨の影響により、No.1 ろ過水タンク堰内に雨水が溜まり堰から溢水したことを、当社社員が確認。当該タンク内には昨年４月 25 日から 29 日にかけて、

地下貯水槽 No.1 に貯槽していた濃縮塩水を貯槽しておりますが、タンク内の水位に変動がないことを確認。溢水時、強い降雨に対応するために当該堰内水をノッチタンク（３基）に移送していたが、降雨量が多く溢水した。その後、吸引車により 4,000 m3 ノッチタンクへ移送を開始し、同日午前８時 25 分、溢水が停止したことを確認。No.2 ノッチタンクの水については排出基準（＊）を満足していることから、排水を開始した。No.１,３ノッチタンク水については吸引車により、4,000m3 ノッチタンクへの移送を行う。
また、No.1 ろ過水タンクは溶接式タンクであり、タンク内の水位は現在 59.2%で、この数日は変化がないことから、タンク内の水の漏えいはないと判断。なお、当該タンクには地下貯水槽
No.1 に貯水していた水が貯水されている。
また、当該堰内水および№１，３ノッチタンク水の 4,000m3 ノッチタンクへの移送実績は以下のとおり。
・No.1 ろ過水タンク堰内水の吸引車による 4,000m3 ノッチタンクへの移送（午前８時 20 分～10 時 10 分に実施）
・No.1 ノッチタンク水の吸引車による 4,000m3 ノッチタンクへの移送（午前 10 時 15 分～10 時 30 分に実施）
・No.３ノッチタンク水の吸引車による 4,000m3 ノッチタンクへの移送（午前 10 時 15 分～10 時 35 分に実施）
なお、№２ノッチタンク水の排水は午前９時１分～10 時５分に実施。また、No.1 ろ過水タン
ク堰内水のオーバーフロー水については、発電所構内Ａ排水路に流れている可能性がある
ことから、当該ろ過水タンク周りの側溝出口（Ａ排水路入口）の水を採取分析したところ、排水
基準値未満であることが確認。
・４月 13 日午前８時 40 分頃、協力企業作業員によるタンクパトロールにおいて、Ｈ５タンクエリ
ア脇に設置したプラスチックタンクに貯水した水が抜けていることを発見。当該タンク下部には傷があり、水はほぼ抜けているため、タンク内水の流出は止まっている。流出した水の表面
線量はバックグランドと同等であった。
プラスチックタンク容量は約１ｍ3 であることから、最大の漏えい量は１ｍ3 と推定。漏えい水は、
当該タンク周囲（約 15ｍ×約３ｍにおける１／４程度の範囲）に留まっており、周囲に側溝が無いことから海への流出は無いものと考えている。引き続き、漏えい状況および原因等を調査中。
４月 13 日に確認された、Ｈ５タンクエリア脇に設置したプラスチックタンクからの漏えいについて、当該タンクは、平成 25 年末頃、堰内塗装作業に先立って実施していた堰内洗浄の際に、雨水の溜まった堰内から回収した水（堰内床面の泥を含む）を貯留していたものであり、その後、引き続き堰内の洗浄等で使用する可能性があったことから、そのまま設置していたものと判明。漏えい原因については、当時、付近を走行していた重機との関連性を含め、詳細調査を実施中。なお、４月 14 日に漏えい範囲の土壌について回収作業を終了（回収量：約８m3）。プラスチックタンクの損傷を再現できないかを確認するため、建設重機（バックホー）による再現テストを実施。その結果、キャタピラ部をプラスチックタンクの側面に接触させると、漏えいが確認されたときと同様な穴が開くことを確認。タンクエリアにある漏えいしたタンクの類似タンク 53 基（当該タンク除く）については、使用しないものは速やかに撤去し、今後も設置続けるものに対しては、内容水、管理者を明確にし、現場に仮置き表示を取り付ける。また、通路脇のプラスチックタンクについては、Ａ型バリケード、カラーコーンなどで注意喚起を行う。
・５月 22 日午前 10 時 50 分頃、Ｈ４タンクエリアの堰内雨水をＨ２北タンクエリアに設置してある 500ｔタンクに移送中、当該ライン移送ホースから水が漏えいしていることを、協力企業
作業員が発見。その後、午前 11 時 10 分に移送ポンプを停止したことにより、漏えいが停止したことを確認。漏えい場所はＨ４タンクとＨ４北タンクの間のエリアで、漏えい範囲ついて
は、降雨の影響により特定出来ない。
その後、Ｈ４タンク周辺のパトロールを行った結果、異常のないこと、また、タンク水位に変動がないことから、Ｈ４タンクからの漏えいはないことを確認。
また、漏えい箇所地表面の線量を測定したところ、雰囲気線量と同程度であることを確認。
今後、Ｈ４タンク堰内雨水の分析を行う予定。
＜線量測定結果＞
・漏えい箇所地表面（５cm 距離）70μｍ線量当量率（ベータ線）0.00mSv/h
１cm 線量当量率（ガンマ線）0.03mSv/h
・Ｈ４堰外雰囲気＊１70μｍ線量当量率（ベータ線）0.00mSv/h
１cm 線量当量率（ガンマ線）0.04mSv/h
・Ｈ４堰内雰囲気＊２70μｍ線量当量率（ベータ線）0.00mSv/h
１cm 線量当量率（ガンマ線）0.07mSv/h＊１：地面から約 150cm 離れた位置＊２：堰内雨水表面から約 150cm、タンク側面から約 150cm 離れた位置
Ｈ４タンクエリア堰内雨水の分析結果は以下のとおりであり、堰内雨水の排水基準を下回っていた。
・セシウム 134：検出限界値未満（検出限界値：11 Bq/L）・セシウム 137：検出限界値未満（検出限界値：17 Bq/L）
・全ベータ：16 Bq/L・ストロンチウム 90：６ Bq/L（簡易測定）
漏えい量については、移送ポンプの稼働時間と漏えい状況から、最大で約４ｍ3 と推定。
なお、漏えい水は外周堰内に留まっていることから、海への流出はないものと考えている。
当該移送ホースが割れた原因は、ホースの破損状況から、踏み付け等の外荷重によりホースが割れたものと推定。対策として、当該ラインを含めた同様な移送ラインの外観確認を行い、同様な箇所が無いかを確認するとともに、再発防止のため、ホースの踏み付け防止の「注意喚起表示」の取り付けを行う。
・Ｈ４エリアⅠグループ No.５タンクからの漏えい等を踏まえ、既設タンクエリアにおいて実施してきた以下の漏えい拡大防止対策が７月 13 日までに完了。
＜漏えい拡大防止対策＞
・内堰の嵩上げを実施（鋼製板およびコンクリートによる嵩上げ）
・内堰、外周堰の設置（堰の二重化）
・内堰、外周堰内部について、樹脂被覆およびコンクリート被覆を実施（地表面への浸透防止対策）
・10 月６日のパトロールについては、台風の影響により 70μm 線量等量率の測定を中止しているが、目視点検によりタンク全数に漏えい等がないこと（漏えい確認ができない堰内
溜まり水内を除く）、汚染水タンク水位計による常時監視（警報監視）においても異常がないことを確認。
・12 月 31 日午後０時 39 分頃、Ｈ２タンクエリア内のＢ２タンク（フランジ型タンク）側面縦フランジ部に、にじみ（５～６秒に１滴程度の滴下）を、タンクパトロール中の当社社員が発見。
その後、滴下は 60 秒に１滴程度まで減少。滴下した水は容器に受けており、容器に溜まった水の表面線量率を測定したところ、ベータ線（70μm 線量当量率）で 0.03mSv/h、ガンマ線（１cm 線量当量率）で 0.01mSv/h であり、バックグラウンドと同程度であった。このことから、タンク内の水がにじみ出たものではないと考えている。
【Ｈ４，Ｈ６エリアタンクにおける水漏れに関するサンプリング結果】
・Ｈ４エリアⅠグループ No.５タンクからの漏えい、Ｂ南エリアタンク（Ｂ－Ａ５）上部天板部からの滴下、およびＨ６エリアＣ１タンクからの漏えいを受け、福島第一南放水口付近、福島第一構内排水路、Ｈ４エリアタンク周辺および地下水バイパス揚水井 No.５～12 のサンプリン
グを継続実施中。
南放水口・排水路 （T-2、C-1、X-2、X-1、C-1-1、B-1、B-2、B-3、B-0-1、C-0、C-2）＜特記事項＞
・１月 14 日に採取したＢ排水路（Ｃ排水路合流点前［Ｂ－３］）のセシウム濃度が前回と比較して 10 倍を超過していることが確認された。原因としては、当該試料が濁っていることから、排水路に蓄積していた土壌が影響したものと思われる。なお、その他ポイントの分析結果については、前回と比較して有意な変動は確認されていない。
・Ｃ排水路のＣ－１－１のセシウム 137（２月 15 日採取：220Bq/L）および全ベータ（２月 15 日
採取：140Bq/L）、Ｃ－２の全ベータ（２月 15 日採取：170Bq/L）、Ｂ排水路のＢ－０－１の全
ベータ（２月 15 日採取：200Bq/L）の値において、これまでの当該箇所における最高値以下
および多少超過している範囲ではあるが、前日採取した測定結果（いずれも検出限界値未満）と比較して有意な上昇が確認された。測定値が上昇した原因については、降雨により排水路周辺の汚れが流入したものと考えている。
・Ｂ排水路のＢ－３の全ベータ（２月 16 日採取：1,100Bq/L）の値において、これまでの当該箇所における最高値以下ではあるが、前日採取した測定結果と比較して有意な上昇が確認された。また、２月 16 日採取のＣ排水路のＣ－１－１およびＣ－２の全ベータの値も、前日採取した測定結果に引き続き、上昇が確認されている。なお、２月 16 日採取のＢ排水路のＢ－
０－１の全ベータは前日採取した測定結果より低下している。測定値が上昇した原因については、降雨により排水路周辺の汚れが流入したものと考えている。
・３月２日に採取したＢ排水路（ふれあい交差点近傍［Ｂ－０－１］）の全ベータの値が前回値の検出限界値未満（15Bq/L）と比較して 160 Bq/L と有意な変動が確認された（当該箇所の全ベータの過去最大値は 380Bq/L）。測定値が上昇した原因については、昨日からの降雨の影響と考えている。
・４月４日に採取したＣ排水路 35ｍ盤出口（Ｃ－２）については、全ベータ値が前回値（４月３日採取）の検出限界値未満（検出限界値 15 Bq/L）から 360 Bq/L に上昇。原因として、４月４日朝方の強い降雨の影響により、福島第一原子力発電所構内の汚染土壌がＣ排水路に流れ込んだ影響と推定。
４月５日に採取したＣ排水路 35ｍ盤出口（Ｃ－２）については、全ベータ値が前回値（４月４日採取）の 360 Bq/L から 96 Bq/L に低下。
・５月１日に採取したＢ排水路（ふれあい交差点近傍［Ｂ－０－１］）の水について、セシウム
137 の値が 280Bq/L（前回値：検出限界値未満［23Bq/L］）および全ベータの値が 240Bq/L（前回値：検出限界値未満［14Bq/L］）と、前回と比較して 10 倍以上の値を計測。計測値が上昇した原因について、４月 30 日からの降雨の影響と推測している。
・悪天候のため、南放水口付近・排水路のサンプリングを中止。

Ｈ４エリア周辺地下水 （Ｅ－１～Ｅ－10、Ｅ－12～E－14、ウェルポイント、Ｆ－１）＜特記事項＞
・平成 25 年 12 月 30 日採取のＨ４エリア周辺地下水Ｅ－１のトリチウム値が、同年 12 月 29
日の 330,000 Bq/L から 420,000 Bq/L に上昇しているが、当該地点においては、12 月上旬に数日間、450,000 Bq/L 前後のトリチウムが検出されおり、今後も、監視を継続していく。
・Ｈ４エリア周辺観測孔Ｅ－１にて１月８日に採取した地下水のトリチウム分析値が、１月７日採
取分の 360,000 Bq/L から 17,000 Bq/L に低下。これは近傍ウェルポイントの地下水くみ上げの影響によるものと考えられる。
・Ｈ４エリア周辺観測孔Ｅ－１にて１月 11 日に採取した地下水のトリチウム分析値が、１月 10日採取分の 32,000 Bq/L から 200,000 Bq/L に上昇しているが、過去の変動の範囲内である。
・１月 23 日、Ｈ４エリアタンク周辺の地下水観測孔Ｅ－12 のサンプリングを実施（初採取）。
・２月５日、Ｈ４エリアタンク周辺の地下水観測孔Ｅ－11 のサンプリングを実施（初採取）。
・Ｈ４エリアタンク周辺のＥ－１の全ベータ（２月 16 日採取：220,000Bq/L）の値において、これまでの当該箇所における最高値以下ではあるが、前日採取した測定結果と比較して有意な上昇が確認された。測定値が上昇した原因については、降雨により地下水が上昇し、周辺の汚染が流入しやすくなったものと考えている。
・Ｈ４エリアタンク周辺のＥ－１のトリチウムの値（２月 16 日採取：170,000Bq/L）において、これまでの当該箇所における最高値以下ではあるが、前回の測定結果（2 月 15 日採取：
33,000Bq/L）と比較して有意な上昇が確認された。また、Ｅ－３のトリチウムの値（２月 16 日
採取：250Bq/L）は、前回の測定結果（2 月 15 日採取：1,900Bq/L）と比較して低下。変動の原因としては、２月 15 日の降雨による影響と考えている。
・Ｈ４エリアタンク周辺のＥ－９の全ベータの値（２月 17 日採取：500Bq/L）において、これまでの当該箇所における最高値以下ではあるが、前回の測定結果（2 月 14 日採取：17Bq/L）と比較して有意な上昇が確認された。変動の原因としては、２月 15 日の降雨による影響と考えている。
・Ｈ４エリアタンク周辺のＥ－９の全ベータの値（２月 19 日採取：6,100Bq/L）において、前回の測定結果（2 月 17 日採取：500Bq/L）と比較して 10 倍を超過していることを確認。
＜地下水観測孔［Ｅ－９］の分析結果（２月 19 日採取分）＞
原因としては、２月 15 日の大雨で地下水が上昇するとともに、Ｅ－９付近は現在汚染土壌回収のため掘削作業中であり、周囲の汚染が流れ込み易い状況にあったものと想定。
その他の分析結果については、前回採取した測定結果と比較して大きな変動は確認されていない。
・２月 28 日採取した地下水観測孔Ｅ－９の全ベータ濃度が前回（２月 26 日採取）と比較して10 倍程度上昇していることを確認。原因としては、現在、地下水観測孔Ｅ－９付近では汚染
土壌回収のための掘削作業を行っており、その影響で周囲の汚染が観測孔内に流れ込みやすい状況にあったことが考えられる。なお、今回と同様の状況は過去にも発生しており、その際の全ベータ値は 6,100 Bq/L（採取日２月 19 日）であった。
・Ｈ４エリアタンク周辺の地下水観測孔Ｅ－９のトリチウムの値（３月 10 日採取：13,000 Bq/L）
において、前回の測定結果（３月７日採取：1,200 Bq/L）と比較して 10 倍を超過していることを確認。原因としては、２月 15 日の大雨で地下水が上昇するとともに、Ｅ－９付近は現在汚染土壌回収のため掘削作業中であり、周囲の汚染が流れ込み易い状況にあったものと想定。
・Ｅ－９のトリチウムの値については、前回値(３月 12 日採取)12,000Bq/L から 220Bq/L に低下したが、過去の変動範囲内となっている。
・８月 20 日に初めて採取したＨ４エリアの地下水観測孔 E-13，14 の測定結果は以下のとおり。
＜E-13,14 の全ベータ測定結果：8 月 20 日採取分＞
・E-13：検出限界値未満（検出限界値：15 Bq/L)、E-14：40 Bq/L
＜E-13,14 のトリチウム測定結果：8 月 20 日採取分＞
・E-13：530 Bq/L、E-14：610 Bq/L
・Ｈ４エリアタンク周辺の地下水観測孔Ｅ－10 のトリチウムの値は、1,800 Bq/L（７月 15 日採取値）から 21,000 Bq/L（７月 17 日採取値）に上昇。（過去最大値：54,000 Bq/L（１月 21 日採取値））また、Ｅ－１の全ベータ値は、13,000 Bq/L（７月 17 日採取値）から 150,000 Bq/L（７月 18
日採取値）に上昇。（過去最大値：710,000 Bq/L（平成 25 年 11 月 10 日採取値））
これらの原因としては、降雨が影響したものと考えられる。
・暴風警報発令により、９月 25 日の試料の採取を中止。
・Ｈ４エリア周辺地下水Ｅ－１の全ベータ値は、720Bq/L（10 月５日採取値）から 95,000 Bq/L
（10 月７日採取値）に上昇。（過去最大値：710,000 Bq/L（平成 25 年 11 月 10 日採取値））
原因としては、降雨が影響したものと考える。今後も監視を継続していく。
なお、10 月６日のＨ４エリア周辺のサンプリング結果については、悪天候のため試料の採取を中止。10 月７日は悪天候のため、南放水口・排水路の一部サンプリングを中止。
・10 月８日に採取したＨ４エリア周辺地下水Ｅ－９の全ベータ値は、前回値 670Bq/L（10 月３日採取値）に対して 14,000Bq/L（過去最大値）と約 21 倍に上昇。過去の最大値は8,300Bq/L（２月 28 日採取）。Ｅ－９については、今年２月の大雨により全ベータ値の上昇が確認されており、今回の上昇についても、台風の大雨による影響と考えられる。今後も監視を継続していく。また、10 月７日に採取したＨ４エリア周辺地下水の全ベータ値が上昇したＥ－１、およびその他の地点におけるトリチウム分析結果について、上昇は見られない。
・10 月８日に採取したＥ－９の地下水の全ベータ値に上昇があったが、トリチウム分析結果に上昇は確認されていない。その他の分析結果については前回採取した測定結果と比較して大きな変動は確認されていない。
・Ｈ４エリア周辺地下水Ｅ－１の全ベータ値は、63,000Bq/L（採取日：11 月 26 日）となっており、
前回採取時の 850 Bq/L（採取日：11 月 25 日）と比較し約 70 倍に上昇。［過去最大値：
710,000 Bq/L（採取日：平成 25 年 11 月 10 日）］
なお、当該観測孔の全ベータにおいては、降雨の際に以前にも上昇が見られていることから、今回の上昇についても、降雨が影響したものと考えられる。今後も監視を継続していく。
その他の分析結果については、前回採取した測定結果と比較して大きな変動は確認されていない。
Ｈ６エリア周辺地下水 （Ｇ－１～Ｇ－３）＜特記事項＞
・新たに設置した地下水観測孔Ｇ－３において、３月 17 日に初めて採取した地下水の全ベータの分析結果は 35 Bq/L。トリチウムは検出限界値未満（検出限界値：110 Bq/L）。
・新たに設置した地下水観測孔Ｇ－２において、３月 19 日に初めて採取した地下水の全ベータの分析結果は 120 Bq/L。トリチウムは 140 Bq/L。当該エリアは汚染水が漏えいしていた箇所の近傍であり、土壌の回収作業を進めているが、回収までに若干の汚染水が土中に浸透したものと考えている。今後も監視を継続していく。

・地下水観測孔Ｇ－２において、３月 22 日に採取した地下水のトリチウムの分析結果は、
4,600Bq/L であり、前回値（３月 21 日採取：410Bq/L）と比較して 10 倍程度上昇している。
今後も監視を継続していく。
・新たに設置した地下水観測孔Ｇ－１において、３月 28 日に初めて採取した地下水の全ベータの分析結果は、54 Bq/L であった。また、トリチウムの分析結果は、検出限界値未満（検出限界値：120Bq/L）であった。
・地下水観測孔Ｇ－２において、５月２日に採取した地下水のトリチウムの分析結果は、
1,200Bq/L であり、前回値（５月１日採取：検出限界値未満（検出限界値 110Bq/L））と比較
して 10 倍程度上昇している。今後も監視を継続していく。
・６月 10 日に採取したＨ６エリア周辺Ｇ－２観測孔の地下水について、全ベータの測定値が過去最高の 260Bq/L（６月９日採取分の分析値：検出限界値未満〔19Bq/L〕）であった。降雨の影響で測定値が上昇したものと考えており、今後も傾向を監視していく。その他の分
析結果については、６月９日採取分の測定値と比較して大きな変動はない。
・６月 22 日に採取したＨ６エリア周辺Ｇ－２観測孔の地下水について、全ベータの測定値が210Bq/L（６月 21 日採取分の分析値：17Bq/L）であった。降雨の影響で測定値が上昇したものと考えており、今後も傾向を監視していく。その他の分析結果については、６月 21 日
採取分の測定値と比較して大きな変動はない。
・６月 30 日に採取したＨ６エリア周辺Ｇ－２観測孔の地下水について、トリチウムの測定値が2,300Bq/L［６月 29 日採取分の分析値：検出限界値未満（検出限界値 110Bq/L）］であった。降雨の影響で測定値が上昇したものと考えており、今後も傾向を監視していく。その他の分析結果については、６月 29 日採取分の測定値と比較して大きな変動はない。
・７月 19 日に採取したＨ６エリア周辺Ｇ－２観測孔の地下水について、トリチウムの測定値が3,600Bq/L［７月 18 日採取分の分析値：150Bq/L、過去最高値：7,000Bq/L（３月 24 日採取）］であった。降雨の影響で測定値が上昇したものと考えており、今後も傾向を監視していく。その他の分析結果については、７月 18 日採取分の測定値と比較して大きな変動はない。
・暴風警報発令により、９月 25 日の試料の採取を中止。
・10 月７日は悪天候のため、南放水口・排水路の一部サンプリングを中止。

当該タンク周辺の雰囲気線量は、バックグラウンドの値とほぼ同等だった。当該タンク上部からタンク水位の確認を行ったところ、天板上部から約 1.18ｍであり、当該タンク水位低警
報発生前の水位と比較して有意な変化はなかった。当該タンクの水位トレンドを確認したと
ころ、指示がひげ状に変化し、元の値に復帰していることを確認。これらのことから、当該タ
ンク水位低警報の発生は、一過性のものと判断。
・汚染水タンクエリアの堰内に溜まった雨水のうち、放射能濃度が暫定排水基準を超える雨
水については、鋼製角型タンクや地下貯水槽等に貯蔵。今回、暫定排水基準を超える雨水を処理するための設備として、放射性物質を除去する逆浸透膜処理装置（ＲＯ装置）を設置。
当該装置については、５月 21 日より運用を開始。放射能濃度が運用目標値を満足する処
理水について、同日午後１時 22 分より処理水を敷地内へ散水開始。午後４時 12 分まで、敷地内へ散水を実施。散水量については約 73ｍ3。なお、放射能濃度が暫定排水基準を満足している雨水については、適宜、散水を実施している。
また、放射能濃度が暫定排水基準を超えた雨水は、処理装置にて放射性物質を除去し、運用目標値を満足していることを確認した上で、適宜、発電所敷地内へ散水を実施。
・№３軽油タンクについては、平成 26 年 10 月 30 日から平成 27 年３月の期間で点検を予定。
点検に伴い、№３軽油タンク内の軽油を全部抜き取るため、特定原子力施設に係る実施計
画（以下、実施計画という。）Ⅲ章第２編第 62 条（非常用ディーゼル発電機燃料油等）の表
62-1 で定める運転上の制限（ディーゼル燃料油№３軽油タンクレベル:2,180mm 以上）を満足できない状態となるが、実施計画Ⅲ章第２編第 74 条（予防保全を目的とした保全作業を実施する場合）を適用し、あらかじめ必要な安全処置を定めた上で計画的に点検作業を実施する。あらかじめ必要な安全処置としては、№３軽油タンクから補給を行っていた５Ａ、５Ｂ
および６Ａの各非常用ディーゼル発電機のデイタンクに、№６軽油タンクから補給を行えるよ
うにするとともに、非常時の必要油量を確保するため、№６軽油タンクレベルの設定値（運転上の制限値）を 1,291mm 上から 2,346mm 以上に変更。また、設定値（運転上の制限値）を逸脱しないように、№６軽油タンクレベルの管理値を 2,536mm として運用。10 月 30 日午前７時 17 分に当該タンクの点検作業を開始。

【Ｈ４エリア周辺のウェルポイント汲み上げ実績】
・現時点で特記事項なし。

地下貯水槽からの漏えい関連【その他】

・平成 26 年１月 30 日～３月 24 日、地下貯水槽 No.１～３における貯水槽内部の残水について、Ｈ１東エリアタンクへの移送を実施。

・４月８日午前 11 時 30 分頃、Ｅエリア（Ｄ12）タンクの水位計が、午前９時頃から午前９時 30
分頃にゼロを示した後、指示をしなくなったことを確認。その後、現場にて目視を行ったとこ
ろ、タンク周辺に漏えいがなく、当該タンク周辺の線量についても、バックグラウンドと同等であることを確認。また、タンク上部からタンク内部を確認したところ、１段目と２段目のフランジの中間付近に水面があることから、水位は約３ｍ程度であり、当該タンクと連結された他のタンク水位についても水位計を確認し、当該タンクと同等程度であったことから、水位計の異常と判断した。その後、当該水位計を予備品に交換し、試験の結果問題がないことを確認。
・４月８日午後３時 54 分頃、Ｇ３西エリア（Ｇ１）タンクにおいて、水位低警報が発生していることを確認。その後、当該タンク周辺を確認したところ、漏えい等の異常は確認されなかった。

【地下貯水槽に関する水のサンプリング結果】＜特記事項＞
・平成 26 年１月 30 日、地下貯水槽 No.１～３における貯水槽内部には、残水の希釈や漏えい検知孔等からの汲み上げ水を移送していたことにより、残水が溜まっていることから、Ｈ１
東エリアタンクへの残水の移送を開始。
残水量については、地下貯水槽 No.１が約 950ｍ3、地下貯水槽 No.２が約 700ｍ3、地下貯水槽 No.３が約 150ｍ3。
・平成 26 年２月９日は、積雪による影響のため採取できていない。

・６月 11 日午前 11 時 50 分、地下貯水槽 No.７に貯留している堰内の雨水について、淡水化処理装置受けタンクへ移送を開始。なお、移送状況については、漏えい等の異常がないことを確認。
・地下貯水槽 No.７に貯留している堰内の雨水について、平成 26 年６月 11 日より淡水化処理装置受けタンクへの移送を実施していたが、12 月５日移送完了。
・地下貯水槽 No.4 に貯留している堰内の雨水について、平成 26 年７月４日よりモバイルＲＯ
膜装置雨水受入タンクへの移送を実施していたが、11 月３日移送完了。

タービン建屋東側の地下水調査関連
・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、平成 25 年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するとともに、１，２号機タービン建屋東側に設置したウェルポイ
ントおよび集水ピット（南）から地下水をくみ上げ中。
平成 25 年 11 月 27 日に採取した２，３号機取水口間ウェルポイント北側における分析結果
で全ベータが高い値で検出されたことから、今後、計画的に２，３号機東側に設置したウェ
ルポイントから地下水のくみ上げを実施。
【地下水観測孔のサンプリング結果】
・１月 27 日、１～４号機タービン建屋東側の地下水観測孔 No.１-10 のサンプリングを実施（初採取）。
・１月 29 日、１，２号機間護岸エリア地下水観測孔 No.1-16 近傍に設置した地下水汲み上げ用の孔（No.1-16(P)）の地下水の汲み上げおよび汲み上げ水の核種分析を実施（初採取）。
・セシウム 134：検出限界値未満（検出限界値：0.42 Bq/L）・セシウム 137：検出限界値未満（検出限界値：0.52 Bq/L）
・全ベータ ：検出限界値未満（検出限界値：18 Bq/L）
地下水観測孔 No.1-16(P)については、全ベータ濃度が高い地下水観測孔 No.1-16 の近傍の井戸であるのに対して、検出限界値未満であるが、汲み上げ水の移送配管敷設時のリークチェックに使った残水を採水している可能性等が考えられることから、１月 30 日、再度サン
プリングを実施。
［地下水汲み上げ用の孔 No.1-16(P)からの汲み上げ水の分析結果：１月 30 日採取分］
・セシウム 134：検出限界値未満（検出限界値：2.1 Bq/L）・セシウム 137：検出限界値未満（検出限界値：1.0 Bq/L）・アンチモン 125：10 Bq/L
・全ベータ ：1,700,000 Bq/L・トリチウム ：41,000 Bq/L
全ベータの測定結果が、地下水観測孔 No.1-16 と同程度であることが確認されたので、今後、No.1-16(P)により汲み上げを実施する。
その他の分析結果については、前回採取した測定結果と比較して大きな変動は確認されていない。
・２月６日、地下水観測孔 No.1-6 のサンプリングを実施（初採取）。
・２月７日、地下水観測孔 No.2-9 のサンプリングを実施（初採取）。

・平成 26 年２月９日採取の護岸地下水および海水については、積雪による影響のため採取できていない。
・２月 12 日、地下水観測孔 No.1-13 のサンプリングを実施（初採取）
・２月 13 日、地下水観測孔 No.1-13 のサンプリングを実施（再採取）・２月 25 日に採取した地下水観測孔 No.2-6 について、セシウム 134 が前回値の検出限界値未満（0.44 Bq/L）より上昇し 5.0 Bq/L、セシウム 137 が前回値 0.78 Bq/L より上昇し 12 Bq/L
であることを確認。当該地下水観測孔のセシウム 134 およびセシウム 137 の分析結果は、これまで検出限界値未満か、検出限界値をわずかに超える程度であったが、今回 10 倍以上の値が確認されたことから２月 26 日に再採取し、分析した結果、セシウム 134 が 0.55 Bq/L、セシウム 137 が 1.4 Bq/L と以前と同等の値に戻った。２月 25 日の採取試料の濁度は５ppm以下だったが、わずかの懸濁物も一緒に採取したものと考えている。
・２月 26 日、地下水観測孔 No.2-8 のサンプリングを実施（初採取）・２月 26 日に採取した地下水観測孔 No.2-3 について、セシウム 137 が前回値の検出限界値未満（0.53 Bq/L）から 5.5 Bq/L と低い値であるが上昇し、10 倍程度の値であることを確認。
２月 25 日に採取した地下水観測孔 No.2-6 と同様に地下水中の懸濁物の影響と考えている。
また、２月 27 日に採取した地下水観測孔 No.1-14 について、セシウム 134 が、前回値
0.96Bq/L から 88Bq/L に、セシウム 137 が前回値 2.8 Bq/L から 230 Bq/L に上昇し、100倍程度の値であることが確認された。当該観測孔は海水配管トレンチ等の近傍にあり、全ベータ放射能濃度については 350Bq/L と、前回値（280Bq/L）とほぼ同等であることから、観測
孔内の水を採取してから分析するまでの過程において、何らかの放射性物質が混入したものと考えられることから、２月 28 日に再サンプリングを実施。
２月 28 日再サンプリングの結果について、セシウムの濃度が前々回（２月 24 日採取分）の測定結果と同程度であることを確認。採取した水の濁度を比較した結果、２月 27 日に採取した水の濁度は２月 28 日に採取した水の濁度より高かったことから、観測孔内に周辺土壌が混入したものと推定。なお、全ベータの値については、過去最高値の 780 Bq/L であるが、以前にも同程度の値（平成 26 年２月 17 日採取：730 Bq/L）を確認している。
・３月６日、１～４号機取水口内南側（遮水壁前）のサンプリングを実施（初採取）・３月６日に初採取した、福島第一１～４号機取水口内南側（遮水壁前）のトリチウムの分析結果は以下のとおり。
１～４号機取水口内南側（遮水壁前）のトリチウム濃度は、４号機スクリーン（シルトフェンス内側）の海水のトリチウム濃度とほぼ同等の値であった。
・地下水観測孔 No.2-6 の分析結果において、前回値（３月６日採取分）と比較して 10 倍を超過していることを確認。
全ベータ放射能濃度については前回値とほぼ同等であることから、観測孔内の水を採取してから分析するまでの過程において、何らかの放射性物質が混入したものと考えられ、３月12 日に再度サンプリングを実施予定。
・３月 11 日に採取した１～４号機タービン建屋東側の地下水観測孔 No.2-6 のセシウム 134
およびセシウム 137 の測定結果が前回値（３月６日採取分）に比べて高かったことから、３月12 日に再採取および分析を行ったところ、上昇前の値に戻っていることを確認。
上昇した原因として、微量な懸濁物の混入があったものと推定。

・４月２日に採取した地下水観測孔 No.3-5 の全ベータ放射能濃度が 300 Bq/L で、前回値（３月 26 日採取：22 Bq/L）と比較して 10 倍以上に上昇していることを確認。 当該エリア付
近の直近の海水（3,4 号機取水口間）の全ベータ放射能濃度については 180 Bq/L（3 月 31日採取）であることから海水の影響によるものかを踏まえ、再サンプリングを実施予定。４月４日に採取した値で 170 Bq/L に低下。地下水観測孔 No.3-5 については、監視を強化していたが、通常の監視に戻す予定。
・４月 18 日地下水観測孔 No.3-2 のサンプリングを実施（初採取）。
・４月 25 日地下水観測孔 No.3-3 のサンプリングを実施（初採取）。
・４月 28 日福島第一１号機取水口 （遮水壁前）のサンプリングを実施（初採取）。
・７月 10 日地下水観測孔 No.1-15 のサンプリングを実施（初採取）。
・地下水観測孔 No.1-12 および地下水観測孔 No.1-16 について、７月 28 日に採取した水のセシウム 134 およびセシウム 137 の分析値が、前回値と比較して高い値で検出された。地下
水観測孔 No.1-16 については、過去最高値となっている。当該観測孔については、７月 30
日に再度試料を採取し、傾向を監視していく。
＜地下水観測孔 No.1-12 の測定結果：７月 28 日採取分＞
・セシウム 134：44 Bq/L〔前回分析値（７月 24 日採取）：2.8 Bq/L）〕・セシウム 137：130 Bq/L〔前回分析値（７月 24 日採取）：8.1 Bq/L〕＜参考：過去最高値＞
・セシウム 134：74 Bq/L（平成 25 年 10 月 21 日採取分）
・セシウム 137：170 Bq/L（平成 25 年 10 月 21 日採取分）＜地下水観測孔 No.1-16 の測定結果：７月 28 日採取分＞
・セシウム 134：30 Bq/L〔前回分析値（７月 24 日採取）：検出限界値（1.7 Bq/L）未満〕
・セシウム 137：86 Bq/L〔前回分析値（７月 24 日採取）：1.3 Bq/L〕＜参考：過去最高値＞
・セシウム 134：3.1 Bq/L（平成 25 年 12 月 13 日採取分）
・セシウム 137：6.5 Bq/L（平成 26 年６月 26 日採取分）
・７月 28 日に採取した地下水観測孔 No.1-12 および地下水観測孔 No.1-16 の汲み上げ水については、セシウム 134 およびセシウム 137 の値が、前回値と比較して高く、地下水観測
孔 No.1-16 については、過去最高値が検出されたため、７月 30 日に再度採取していたが、その結果、セシウム 134 およびセシウム 137 の値は、前回値（７月 28 日採取分）の３分の１～５分の１程度に低下していたため、今後も監視を継続。
なお、地下水観測孔 No.1-12 および地下水観測孔 No.1-16 の位置する１・２号機取水口間
では、海洋への流出防止を目的として、ウェルポイントにおける地下水の汲み上げを継続する。再測定の分析結果は以下のとおり。
＜地下水観測孔 No.1-12 の測定結果：今回（７月 30 日）採取分＞
・セシウム 134：13 Bq/L・セシウム 137：40 Bq/L
＜地下水観測孔 No.1-16 の測定結果：今回（７月 30 日）採取分＞
・セシウム 134：6.1 Bq/L・セシウム 137：16 Bq/L

・10 月６日は悪天候のため、一部サンプリングを中止。
・10 月９日に採取した地下水観測孔 No.1-6 の地下水の分析値について以下の通り変動がみられた。
＜今回（10 月９日）採取分＞
セシウム 134 17,000Bq/L（過去最大値）
セシウム 137 51,000Bq/L（過去最大値）
マンガン 54 290Bq/L
コバルト 60 2,100Bq/L（過去最大値）
全ベータ
2,100,000Bq/L（過去最大値）
今回の上昇については、台風の大雨による影響と考えられる。なお、10 月９日に採取した海水の分析結果に大きな変動がないことから、海への影響はないものと考えている。今後も監視を継続していく。
・10 月９日に採取した地下水観測孔 No.1-17 の地下水のトリチウム濃度の分析値について以下の通り変動がみられた。
＜今回（10 月９日）採取分＞
トリチウム 150,000Bq/L（過去最大値 32,000 Bq/L（１月 20 日採取）））＜前回（10 月２日）採取分＞
トリチウム 14,000Bq/L
今回の上昇については、台風の大雨による影響と考えられる。今後も監視を継続していく。
なお、その他の分析結果については、前回採取した測定結果と比較して大きな変動は確認されていない。
また、地下水観測孔 No.1-17 の位置する１・２号機取水口間では、海洋への流出防止を目的として、ウェルポイントにおける地下水の汲み上げを継続中。
・10 月 13 日に採取した地下水観測孔 No.1-6 の地下水の分析値について以下の通り変動がみられた。
＜今回（10 月 13 日）採取分＞
セシウム 134 61,000Bq/L（過去最大値）
セシウム 137 190,000Bq/L（過去最大値）
マンガン 54 700Bq/L（過去最大値）
コバルト 60 3,600Bq/L（過去最大値）
全ベータ
7,800,000Bq/L（過去最大値）
なお、その他の分析結果については、前回採取した測定結果と比較して大きな変動は確認
されていない。今後も監視を継続していく。また、地下水観測孔 No.1-6 の位置する１・２号
機取水口間では、海洋への流出防止を目的として、ウェルポイントにおける地下水の汲み上げを継続している。
・10 月 15 日に採取した地下水観測孔 No.1-6 の地下水の分析値について以下の通り変動がみられた。
セシウム 134 64,000Bq/L（過去最高値）
セシウム 137 190,000Bq/L
マンガン 54 510Bq/L
コバルト 60 2,100Bq/L

全ベータ
6,100,000Bq/L
地下水観測孔 No.1-6 については、これまで２回連続（採取日 10 月９日、13 日）で過去最高値となっており、今回の分析結果についてもセシウム 134 が過去最高値となっているが、前回と比較して有意な上昇ではない。なお、地下水観測孔 No.1-6、近傍の No.1-14、
No.1-16 については、10 月 16 日の分析結果において、セシウム 134 および全ベータに上昇が確認されたため、それ以降監視強化を続けていたが、緩やかではあるが低下傾向を示していることから、10 月 23 日より通常の監視状態とする。
・10 月 17 日に採取した地下水観測孔 No.1-16 の地下水の分析値について、以下の通り前回と比較し１０倍以上の変動があることを確認。
＜今回（10 月 17 日）採取分＞
セシウム 134 15Bq/L
セシウム 137 45Bq/L＜前回（10 月 16 日）採取分＞
セシウム 134 1.2Bq/L
セシウム 137 2.6Bq/L
今回の濃度上昇については、台風の大雨により濃度上昇した No.1-6 の影響を受けているものと考えられる。
・11 月 10 日に採取した１，２号機ウェルポイント汲み上げ水について、マンガン 54 および全
ベータの分析値が、前回値と比較して高い値で検出され、過去最高値となっている。当該汲み上げ水については、測定値の変動が大きい傾向にあることから、再度サンプリングを行い、異常のないことを監視していく。
＜今回（11 月 10 日）採取分＞
・マンガン 54：54 Bq/L〔前回分析値（11 月３日採取）：5.0 Bq/L）〕
・全ベータ ：210 万 Bq/L〔前回分析値（11 月３日採取）：23 万 Bq/L〕＜参考：過去最高値＞
・マンガン 54：8.5 Bq/L（平成 26 年４月 28 日採取分）
・全ベータ ：190 万 Bq/L（平成 25 年９月 23 日採取分）
・１・２号機ウェルポイント汲み上げ水のマンガン 54 について、再度分析したところ、前回値が54Bq/L（採取日 11 月 10 日）だったが、今回の分析値は 110 Bq/L で、過去最大値となった。
また、セシウム 134 については、前回値が検出限界値（4.2 Bq/L）未満（採取日 11 月 10 日）だったが、今回の分析値は 920 Bq/L、セシウム 137 についても、前回値が９Bq/L（採取日 11
月 10 日）だったが、今回の分析値は 3,000Bq/L で、前回値と比較し 10 倍以上の変動であり、過去最大値となった。なお、全ベータを分析したところ、前回が 210 万 Bq/L（採取日 11 月 10日）だったが、今回の分析結果は 320 万 Bq/L で過去最大値となった。
１・２号機ウェルポイントの上流側（山側）にある地下水観測孔 No.1-16 および No.1-17 について分析したところ、No.1-17 の全ベータが前回と比較して 10 倍以上の上昇は見られるものの、過去の変動範囲内であり、その他の核種においては前回と比較して有意な変動はないことから、タービン建屋側から１・２号機ウェルポイントへの流入はないと判断。また、１・２号機ウェル
ポイントの下流側（海側）にある No.1-9 の全ベータについても分析したところ、前回と比較して有意な変動はないことから、海域への流出もないと判断。なお、１・２号機ウェルポイント汲
み上げ水の放射能濃度が上昇した原因としては、先月から実施しているウェルポイント改修

工事の影響によるものと考えているが、引き続き原因調査を行うとともに、今後も監視を継続していく。
・前回（11 月 13 日）採取した、１・２号機ウェルポイント汲み上げ水のガンマ核種および全ベータについては、過去最大値となっていたが、今回（11 月 17 日）採取した分析結果において、ガンマ核種および全ベータの値が低下したことを確認。
マンガン 54：49 Bq/L（前回値 110Bq/L）
セシウム 134:検出限界値（3.3 Bq/L）未満（前回値 920 Bq/L）
セシウム 137:8.9 Bq/L（前回値は 3,000Bq/L）
全ベータ :140 万 Bq/L（前回値 320 万 Bq/L）【その他】
・現時点で特記事項なし。

１～４号機サブドレン観測井調査関連
・１～４号機建屋に隣接している井戸（サブドレンピット）の浄化試験をした結果、ピット内の溜まり水から放射性物質が検出されており、その流入経路としてフォールアウトの可能性があることから、新たに１～４号機建屋周辺に観測井を設置し、フォールアウトの影響について確認することとしている。
【サブドレン観測井のサンプリング結果】
・今回新たに設置した２号機原子炉建屋（山側）のサブドレン（N８）のガンマ核種、全ベータ、
トリチウム（1 月 14 日採取）の分析を実施。
・今回新たに設置した２号機原子炉建屋（山側）のサブドレン（Ｎ７）のガンマ核種、全ベータ、
トリチウム（1 月 23 日採取）の分析を実施。
・今回新たに設置した１号機原子炉建屋（山側）のサブドレン（N５）のガンマ核種、全ベータ、
トリチウム（３月４日採取）の分析を実施。セシウム 134 が 5.2Bq/L。セシウム 137 が 5.7Bq/L。
全ベータが検出限界値未満（検出限界値は 14Bq/L）トリチウムが 490Bq/L。
・今回新たに設置した３号機原子炉建屋（山側）のサブドレン（N９）のガンマ核種、全ベータ、
トリチウム（３月 26 日採取）の分析を実施。セシウム 134 が 4.0Bq/L。セシウム 137 が 11Bq/L。
全ベータが 23Bq/L。トリチウムが 1,100Bq/L。
・今回新たに設置した４号機原子炉建屋（山側）のサブドレン（N14）のガンマ核種、全ベータ、
トリチウム（５月 15 日採取）の分析を実施。セシウム 134 が 0.92Bq/L。セシウム 137 が2.6Bq/L。全ベータが検出限界値未満（検出限界値：11Bq/L）。トリチウムが 11,000Bq/L。
トリチウム濃度の分析結果については、他の建屋周辺地下水の値に対して高めだが、全ベータ放射能濃度が検出限界値未満となっていることから、地下水を採取してから分析するまでの過程において、放射性物質が混入した可能性も含めて後日再分析を実施予定。
今後も引き続き監視を継続する。

・４号機建屋山側（Ｎ14）の分析結果は、セシウム 134 が 0.75 Bq/L、セシウム 137 が 2.2 Bq/L、
全ベータ放射能濃度は検出限界値未満（検出限界値：12 Bq/L）、トリチウム値は 13,000
Bq/L。今回の分析結果については、前回の分析結果と比較して大きな変動は確認されていない。今後も引き続き監視を継続する。
・今回新たに採取（６月４日採取）した４号機建屋山側（Ｎ12）の分析結果は、セシウム 134 が検出限界値未満（検出限界値：0.69 Bq/L）、セシウム 137 が検出限界値未満（検出限界値：
0.84 Bq/L）、全ベータ放射能濃度は検出限界値未満（検出限界値：14 Bq/L）、トリチウム値
は 160 Bq/L。今後も引き続き監視を継続する。
・今回新たに採取（６月 20 日採取）した４号機建屋山側（Ｎ13）の分析結果は、セシウム 134
が検出限界値未満（検出限界値：0.59 Bq/L）、セシウム 137 が 1.2 Bq/L、全ベータ放射能
濃度は検出限界値未満（検出限界値：12 Bq/L）、トリチウム値は 240 Bq/L。今後も引き続き監視を継続する。
・サブドレン他水処理施設の設置が一部完了したため、本設備において放射性核種の除去能力（トリチウムを除く）を確認する浄化性能確認試験を行うため、８月 12 日午前９時 50 分より順次、新設を含むサブドレンピットから集水タンクへ地下水の汲み上げを開始。
その後、地下水の汲み上げ量が予定していた 500 トンに達したことから、８月 16 日午前７時
30 分に汲み上げを停止。
・８月 21 日に３号機建屋山側サブドレン（Ｎ10）にて採取した水の分析結果は、セシウム 134
が検出限界値未満（検出限界値：0.62 Bq/L）、セシウム 137 が 2.4 Bq/L、全ベータ放射能
濃度は検出限界値未満（検出限界値：15 Bq/L）、トリチウム値は 60 Bq/L。今後も引き続き監視を継続する。
・今回新たに採取（９月５日採取）した３号機サブドレン（Ｎ11）の分析結果は、セシウム 134 が11 Bq/L、セシウム 137 が 34 Bq/L、全ベータ放射能濃度は 55 Bq/L、トリチウムは 200 Bq/Lであった。
・今回新たに採取（９月８日採取）した４号機サブドレン（Ｎ15）の分析結果は、セシウム 134 が1.2 Bq/L、セシウム 137 が 3.0 Bq/L、全ベータ放射能濃度は検出限界値未満(検出限界
値:14 Bq/L)、トリチウムは 83 Bq/L であった。
・建屋山側サブドレン（Ｎ10、Ｎ12、Ｎ13）にて、それぞれ８月 21 日、６月４日、６月 20 日に採取した水のストロンチウム 90 の分析結果は、すべて検出限界値未満であった。今後も引き続き監視を継続する。
・ 今回新たに採取（９月５日採取）した、３号機サブドレン（Ｎ11）のストロンチウム 90 の分析
結果は 2.8 Bq/L、今回新たに採取（９月８日採取）した、４号機サブドレン（Ｎ15）のストロンチウム 90 の分析結果は検出限界値未満（検出限界値：0.35 Bq/L）。
・１～４号機建屋近傍のサブドレン（全 42 箇所）については、ピット内の水質調査のため、サン
プリングを実施。その中で、２号機原子炉建屋西側に設置されているサブドレン No.18 およびNo.19 について、10 月 22 日および 23 日にサンプリングした水のセシウム 134 およびセシウム137 が、その周囲のサブドレンに比べて高い濃度であることを確認。なお、当該サブドレン近傍のサブドレン No.20 については、放射能濃度の上昇は見られていない。当該サブドレンに高い放射能濃度が検出されたものの、当該サブドレンの水位は約 OP.７～８ｍ、２号機原子炉建屋の滞留水の水位は約 OP.３ｍであることから、原子炉建屋からの滞留水の流出は無いと考える。今後、当該および周辺のサブドレンについて１週間程度の間１日１回の放射能分析を行い、傾向を監視していく。なお、No.18 および No.19 からの地下水汲み上げについて
は、当面の間、停止する。その後の原因調査において、当該サブドレンは、高線量等で復旧をしていないサブドレン№15、№16、№17 と横引き管で連結されていることから、10 月 29 日に震災後初めてサブドレン№16 の水の放射能分析を実施したところ、セシウム 134 で 85 万 Bq/
Ｌ、セシウム 137 で 290 万 Bq／L、全ベータ放射能で 320 万 Bq/L、トリチウムで８万 4,000Bq／L という結果が得られた。10 月 18 日、19 日にサブドレン浄化性能確認試験の一環で、当該サブドレン揚水ポンプを稼働した際に、連結管でつながっているサブドレン№15、№16、№
17 ピットから、放射能物質含んだ水を徐々に引き込んだものと推定。また、これらのサブドレ
ンは２号機原子炉建屋より山側に設置しており、水位は建屋滞留水の水位より十分に高いことおよび当該サブドレン水と２号機タービン建屋滞留水の放射能組成比は異なっていることから、建屋滞留水の流入ではなく、フォールアウトの影響によるものと考えられる。今後、当該サブドレンと連結管でつながっている高線量等で復旧をしていないサブドレンピットの閉塞等を検討する。なお、原因の推定が出来たことおよび 10 月 24 日以降当該サブドレン水の放射能濃度は低下し、その値に有意な変動がないことから、作業員の被ばく低減の観点で、当該および周辺のサブドレンの放射能分析を１日１回から１週間に１回に頻度を変更し、傾向を監視する。
・前回値と比較して約 20 倍の上昇となっている原因としては、２号機原子炉建屋周辺サブド
レン No15～19 は連結されており、サブドレン No17 の閉塞作業時の溢水がサブドレン No18に流入し、放射性物質濃度の比較的高いサブドレン No18 の水がサブドレン No19 に流れ込んだ影響と考えている。その他の分析結果は前回と比較して有意な変動はなく。今後の監視を継続していく。
・２号機原子炉建屋西側に設置されているサブドレン No.18 および No.19 について、10 月 22日および 23 日にサンプリングした水のセシウム 134 およびセシウム 137 が、その周囲のサブ
ドレンの水に比べて高い放射能濃度であることを確認。現在の当該サブドレンの放射能濃度は、当該サブドレン揚水ポンプ停止後大幅に低下しており、その後の放射能濃度に変化は認められていない。当該サブドレンに高い放射能濃度が検出された原因については、サブドレン浄化性能確認試験の一環で、当該サブドレン揚水ポンプを稼働させた際に、当該サブドレンと連結管でつながっているサブドレン No.15、No.16、No.17 ピットから、高濃度の放射能物質を含んだ水を徐々に引き込んだものと推定。このことから、11 月 14 日午後より
11 月下旬頃にかけて、当該サブドレンに連結管で接続されている中で最も近くに位置する
サブドレン No.17 ピットの閉塞作業を行い、当該サブドレンへの汚染源の流入を遮断する。
・サブドレン No17 の閉塞作業は 11 月 21 日に終了。

地下水バイパス・１～４号機原子炉建屋等への地下水流入抑制対策として、地下水バイパス設備の設置工事および地下水の水質確認を行ってきたが、現状における地下水の水質確認を行うため、４月９日午前 10 時 29 分から午前 11 時 24 分にかけて揚水ポンプを順次起動し、試験的に地下水バイパス揚水井から地下水の汲み上げを開始。試験的に汲み上げた地下水は、一時貯留タンクに貯留した後、水質確認を行う。また、地下水バイパス設備の稼働状態および
インターロック等の確認を行う。なお、一時貯留タンクに貯留した地下水については、試験運転中における海への排水は実施しないこととしている。
【排水実績】
・１～４号機原子炉建屋等への地下水流入抑制対策として設置した地下水バイパス設備については、現状における地下水の水質確認を行うため、４月９日より揚水ポンプを順次起動し、試験的に地下水バイパス揚水井から地下水の汲み上げを行ってきた。汲み上げた地下
水は、一時貯留タンクに貯留した後に水質確認を行っており、当社および第三者機関による分析結果において、運用目標値を満足していたことから、地下水バイパス揚水井から一時貯留タンクに汲み上げていた地下水について、５月 21 日午前 10 時 25 分より海洋への排水を開始。同日午後０時 42 分に排水を終了。現場の状況について、パトロールを実施し、午後０時 47 分に漏えい等の異常がないことを確認。なお、排水量については 561ｍ3。同日、この際の南放水口付近およびＣ排水路排水口付近のサンプリングを実施。南放水口付近の海水については、排水前、排水中、排水終了直後および排水終了１時間後にサンプリングを実施し、有意な変動は確認されていない。Ｃ排水路排水口付近の水については、近傍の定例サンプリング箇所の分析結果と比較して、有意な変動は確認されていない。
・５月 19 日に一時貯留タンクグループ３－１から採取（した水の水質確認を行っていたが、５月 26 日、当社および第三者機関による分析結果において、運用目標値を満足していたことから、地下水バイパス揚水井から一時貯留タンクに汲み上げていた地下水について、５月
27 日午前 10 時、海洋への排水を開始。同日午後０時 38 分、排水を終了。排水終了後、漏えい等の異常がないことを確認。なお、排水量は 641ｍ３。同日、この際の南放水口付近の海水についてサンプリングを実施し、前回採取した測定結果と比較して大きな変動は確認されていない。
・１～４号機原子炉建屋等への地下水流入抑制対策として設置した地下水バイパス設備について、地下水バイパス一時貯留タンクグループ２の当社及び第三者機関による詳細分析
結果について、［採取日５月 22 日］同等の値であり、共に運用目標値を満足していることを確認。
・１～４号機原子炉建屋等への地下水流入抑制対策として設置した地下水バイパス設備の地下水バイパス揚水井から一時貯留タンクに汲み上げていた地下水について、５月 22 日に一時貯留タンクグループ２から採取した水の水質確認を行っていたが、５月 30 日、当社および第三者機関による分析結果において、運用目標値を満足していたことから、６月２日午前
10 時 19 分、海洋への排水を開始。同日午後１時 42 分、排水を終了。排水終了後、漏えい等の異常がないことを確認。なお、排水量は 833ｍ３。同日、この際の南放水口付近の海水についてサンプリングを実施し、前回採取した測定結果と比較して大きな変動は確認されていない。
・１～４号機原子炉建屋等への地下水流入抑制対策として設置した地下水バイパス設備について、地下水バイパス一時貯留タンクグループ２の当社および第三者機関による詳細分
析結果について、［採取日５月２日］同等の値であり、共に運用目標値を満足していることを確認。
・１～４号機原子炉建屋等への地下水流入抑制対策として設置した地下水バイパス設備の地下水バイパス揚水井から一時貯留タンクに汲み上げていた地下水について、一時貯留タ
ンクグループ１から採取した水［採取日５月 28 日］の当社および第三者機関による詳細分析

結果は同等の値であり、共に運用目標値を満足していることを確認したことから、６月８日午前 10 時、海洋への排水を開始。同日午後４時 22 分、排水を終了。排水終了後、漏えい等の異常がないことを確認。なお、排水量は 1,563m3。同日、この際の南放水口付近の海水についてサンプリングを実施し、前回採取した測定結果と比較して大きな変動は確認されていない。
＜以降、排水実績のみ記載＞
・一時貯留タンクグループ１ ５月 21 日午前 10 時 25 分～午後０時 42 分。排水量：561m3。
・一時貯留タンクグループ３ ５月２7 日午前 10 時～午後０時 38 分。排水量：641m3。
・一時貯留タンクグループ２ ６月２日午前 10 時 19 分～午後１時 42 分。排水量：833m3。
・一時貯留タンクグループ１ ６月８日午前 10 時～午後４時 22 分。排水量：1,563m3。
・一時貯留タンクグループ３ ６月 14 日午前 10 時 10 分～午後４時 2 分。排水量：1,443m3。
・一時貯留タンクグループ２ ６月 20 日午前 10 時 11 分～午後５時 16 分。排水：1,765ｍ３。
・一時貯留タンクグループ１ ６月 26 日午前 10 時 10 分～午後５時 36 分。排水量：1,829ｍ３。
・一時貯留タンクグループ３ ７月２日午前 10 時９分～午後５時 42 分。排水量：1,858ｍ３。
・一時貯留タンクグループ２ ７月８日午前 10 時 30 分～午後５時 26 分。排水量：1,725ｍ３。
・一時貯留タンクグループ１ ７月 14 日午前 10 時 33 分～午後５時 49 分。排水量：1,790ｍ３。
・一時貯留タンクグループ２ ７月 26 日午前 10 時１分～午後５時 54 分。排水量：1,963ｍ３。
・一時貯留タンクグループ１ ８月１日午前 10 時 27 分～午後 7 時 9 分。排水量：2,140ｍ３。
・一時貯留タンクグループ３ ８月５日午前 10 時～午後 6 時 8 分。排水量：2,007ｍ３。
・一時貯留タンクグループ２ ８月 12 日午前 10 時 2 分～午後 6 時 33 分。排水量：2,123ｍ３。
・一時貯留タンクグループ 1 ８月 19 日午前 10 時３分～午後 3 時 12 分。排水量：1,253ｍ３
・一時貯留タンクグループ３ ８月 24 日午前 10 時～午後６時 54 分。排水量：2,203ｍ３
・一時貯留タンクグループ２ ８月 29 日午前 10 時２分～午後６時 33 分。排水量：2,117ｍ３
・一時貯留タンクグループ１ ９月３日午前 10 時～午後４時 23 分。排水量：1,559ｍ３
・一時貯留タンクグループ３ ９月８日午前 10 時 05 分～午後５時 11 分。排水量：1,749ｍ３
・一時貯留タンクグループ１ ９月 18 日午前 10 時８分～午後４時 20 分。排水量：1,511ｍ３
・一時貯留タンクグループ３ ９月 23 日午前 10 時３分～午後４時 40 分。排水量：1,620ｍ３
・一時貯留タンクグループ２ ９月 28 日午前９時 50 分～午後３時 37 分。排水量：1,422ｍ３
・一時貯留タンクグループ１ 10 月３日午前９時 42 分～午後３時 57 分。排水量：1,541ｍ３
・一時貯留タンクグループ３ 10 月８日午前 10 時 11 分～午後４時 25 分。排水量：1,557ｍ３
・一時貯留タンクグループ２ 10 月 10 日午前 10 時 10 分～午後４時 10 分。排水量：1,512m３
・一時貯留タンクグループ１ 10 月 18 日午前 9 時 59 分～午後４時 10 分。排水量：1,545m３
・一時貯留タンクグループ３ 10 月 23 日午前 10 時 10 分～午後４時 40 分。排水量：1,638m3。
・一時貯留タンクグループ２ 10 月 28 日午前９時 55 分～午後４時 20 分。排水量：1,625m3。
・一時貯留タンクグループ１ 11 月２日午前９時 48 分～午後３時 43 分。排水量：1,474m3。
・一時貯留タンクグループ３ 11 月７日午前 10 時３分～午後４時 13 分。排水量：1,549m3。
・一時貯留タンクグループ２ 11 月 12 日午前９時 57 分～午後３時 52 分。排水量：1,499m3。
・一時貯留タンクグループ１ 11 月 17 日午前 10 時３分～午後３時 57 分。排水量：1,477 m3。
・一時貯留タンクグループ３ 11 月 22 日午前 10 時６分～午後４時。排水量：1,470 m3。
・一時貯留タンクグループ２ 11 月 28 日午前 10 時４分～午後３時 46 分。排水量：1,442 m3。
・一時貯留タンクグループ１ 12 月４日午前９時 52 分～午後３時 26 分。排水量：1,386 m3

・一時貯留タンクグループ３ 12 月 10 日午前 10 時 29 分～午後５時 18 分。排水量：1,722 m3
・一時貯留タンクグループ２ 12 月 16 日午前 10 時 05 分～午後５時 11 分。排水量：1,806 m3
・一時貯留タンクグループ１ 12 月 22 日午前９時 58 分～午後５時３分。排水量：1,７8４ m3
・一時貯留タンクグループ３ 12 月 29 日午前９時 53 分～午後４時 58 分。排水量：1,７89 m3＜特記事項＞
・１～４号機原子炉建屋等への地下水流入抑制対策として設置した地下水バイパス設備について、地下水バイパス一時貯留タンクグループ３の当社および第三者機関による分析結果［採取日７月９日］については同等の値であり、ともに運用目標値を満足していることを確認。
７月 20 日午前９時 58 分に海洋への排水を開始したが、流量確認時に流量計の表示が確認できなかったことから、午前 10 時４分に排水を一旦停止。
流量計の表示が確認出来なくなった理由は、当社社員が流量計についた水滴を拭き取る際に、計器の操作部に触れたためと考えられる。
その後、流量計の調整が終了し、排水準備が整ったことから、同日午後６時 33 分、海洋への排水を再開。排水状況について、同日午後６時 49 分に漏えい等の異常がないことを確認。７月 21 日午前１時 51 分に排水を終了。排水量は、一時停止前の排水量も含め1,820m3 で、排水において漏えい等の異常がないことを確認。
【地下水バイパス揚水井のサンプリング結果】
・５月 26 日、地下水バイバス揚水井 No.12 のサンプリングを実施
全ベータ ：検出限界値未満（検出限界値：4.1 Bq/L)
トリチウム ：1,700 Bq/L
地下水バイパス揚水井 No.12 のトリチウムの測定結果が運用目標値(1,500 Bq/L)以上であったため、あらかじめ定めた対応方針により、当該揚水井については、５月 27 日午後８時 48 分、汲み上げを停止。当該揚水井のサンプリング頻度を増加（週２回）し、傾向監視を強化。
なお、その他の揚水井（No.２，４，６，８，10）の測定結果については、前回採取した測定結果と比較して大きな変動は確認されていない。
・６月５日、地下水バイバス揚水井 No.12 のサンプリングを実施
全ベータ ：検出限界値未満（検出限界値：4.2 Bq/L)
トリチウム：1,700 Bq/L（第三者機関の測定結果：1,600 Bq/L）
６月９日、地下水バイバス揚水井 No.12 のサンプリングを実施
全ベータ ：検出限界値未満（検出限界値：4.7 Bq/L)
トリチウム：1,700 Bq/L
６月 23 日、地下水バイバス揚水井 No.12 のサンプリングを実施
・全ベータ ：検出限界値未満（検出限界値：4.4 Bq/L)・トリチウム：2,100 Bq/L・地下水バイパス揚水井 No.12 の分析結果については、第三者機関による分析においても同等の結果だった。また、その他の揚水井（No.２，４，６，８，10：６月９日採取分）の測定結果については、前回採取した測定結果と比較して大きな変動は確認されていない。
地下水バイパス揚水井 No.12 については、各揚水井の定例モニタリング（５月 26 日採取）において 1,700Bq/L のトリチウムが検出されたことから、５月 27 日より一旦くみ上げを停止し、状況を確認。第三者機関によるモニタリングの結果も含め、その後３回（＊１）モニタリングを実施した。
当該揚水井については運用目標値を超えているが、このモニタリング結果をもとに一時貯留タンク側の評価（＊２）を行った結果、運用目標以上とならないことが確認できたことから、
６ 月 12 日午後７時 20 分より当該揚水井のくみ上げを再開。再開後の現場に異常がないことを確認。
当該揚水井のトリチウム濃度が運用目標値を超えているため、傾向の監視強化を継続し一時貯留タンクへの影響がないことを確認していく。
＊ １ ５月 29 日採取：1,700Bq/L（当社分析結果）、1,600Bq/L（第三者機関分析結果）
６月２日採取：1,500Bq/L（当社定例モニタリング）
６月５日採取：1,700Bq/L（当社分析結果）、1,600Bq/L（第三者機関分析結果）＊ ２ これまでの当社分析結果において、揚水井 No.12 のトリチウム濃度が１週間で1,100Bq/L（５月 22 日採取）から 1,700Bq/L（５月 29 日採取）と 600Bq/L 上昇（最大上昇率）したことがあり、この実績を考慮し、今後、トリチウム濃度が 600Bq/L 上昇して、
1,700Bq/L（最大値）から 2,300Bq/L になったと仮定しても、一時貯留タンク側でのトリチウム濃度が約 230Bq/L となり、運用目標（1,500Bq/L）以上にはならないと評価
・平成 26 年８月５日採取分の分析結果において、地下水バイパス揚水井 No.12 のトリチウム
濃度が 1,900Bq/L であり、一時貯留タンクでの運用目標値 1,500 Bq/L を上回っていることを 確認したことから、当該揚水井の汲み上げを８月６日午後６時 44 分に停止。なお、地下
水バイパス揚水井 No.12 の分析結果については、第三者機関による分析においても同等の結果だった。地下水バイパス揚水井 No.12 のトリチウム濃度が運用目標値を超えていることから汲み上げを停止していたが、一時貯留タンク側の評価を行った結果、汲み上げに問題がないため、８月 22 日午前 10 時に汲み上げを再開。再開後の現場は異常なし。なお、今後も地下水バイパス揚水井 No.12 については、トリチウム分析結果傾向の監視強化を継続
し、一時貯留タンクへの影響がないことを確認する。
・平成 26 年８月 28 日採取分の分析結果において、地下水バイパス揚水井 No.12 のトリチウ
ム濃度が 1,900Bq/L であり、一時貯留タンクでの運用目標値 1,500 Bq/L を上回っていることを確認したことから、当該揚水井の汲み上げを８月 29 日午後８時 17 分に停止。地下水バ
イパス揚水井 No.12 のトリチウム濃度が運用目標値を超えていることから、今後、一時貯留タ
ンク内の評価を行う。その後、一時貯留タンク側の評価を行った結果、汲み上げに問題がな
いため、９月 20 日午前 10 時５分に汲み上げを再開。再開後の現場は異常なし。なお、今後も地下水バイパス揚水井 No.12 については、トリチウム分析結果傾向の監視強化を継続し、一時貯留タンクへの影響がないことを確認する。
【その他】
・地下水バイパス揚水井 No.11 において、藻のような生物（浮遊物）が大量に汲み上げられたことから、原因調査のため 10 月 15 日よりポンプの汲み上げを停止。現在も調査を継続しているが、今後、当該揚水ポンプについては分解清掃を行う予定。なお、作業期間は２週間程度を予定している。地下水観察の結果、当該揚水井に発生した浮遊物は、トンネル等に一般的に存在する細菌類（鉄酸化細菌等）であることを確認。浮遊物が付着していた当該揚水ポンプおよび揚水井内部については、清掃が完了したことから 12 月９日午前９時 27 分

に地下水の汲み上げを再開。
・地下水バイパス揚水井 No.12 について、揚水ポンプおよび、揚水井内部の清掃作業を行う
ため、12 月 12 日午前７時１分に停止。

その他【その他設備からの水漏れ】
・平成 25 年 12 月 18 日午後 10 時 20 分頃、協力企業作業員がＦエリアタンク（５，６号機北側）のパトロールを実施していたところ、Ｃ５タンクとＣ６タンク連絡管（Ｃ５タンク側）のフランジ部（継手部）より水が約１分に１滴ほど滴下していることを発見。滴下を発見した際、パトロール員が確認した滴下の範囲は約 30cm×約５cm×約１mm（厚さ）で、堰内に止まっており海への流出はなく、当該継手部はビニールでの養生を実施。
12 月 19 日午前０時 48 分に当該継手部の増し締めを実施したが、滴下量に変化なし。その後、Ｃ５タンク内水の移送を 12 月 19 日から 12 月 24 日まで実施し、当該フランジ部を目視点検した結果、同日午後０時 45 分、漏えいが停止したことを確認。推定原因および対策は
以下の通り。
＜推定原因＞
・タンク側ゴムリング接続面の発錆（腐食）により僅かな隙間が発生し、微少リークに至った
と判断。
＜対策＞
接続面の手入れを行い、コーキング材の塗布を実施し、また、内部ゴムリングの交換を実施。
12 月 26 日、当該継ぎ手部の補修後の漏えい確認を行うためにＣ５タンクに水張り（５、６号
機タービン建屋地下滞留水）をしたところ、午前 11 時頃にＣ５タンクの水平フランジ部（下から一枚目の側板と二枚目の側板の間）より３秒に１滴程度、水が漏えいしていることを当社社員が発見。なお、漏えい箇所の下には漏えい確認のためシートにて養生しており、堰内床面には漏えいした水は滴下していない。また、漏えいを確認した際、Ｃ５タンクの別の箇所（１箇所）において、水のにじみを確認。その後、C５タンク内の水を C６タンクへ移送し、午後２時 15分当該水平フランジ部からの漏えいおよびにじみが停止していることを確認。
また、当該水平フランジ部の漏えい箇所付近のボルトに損傷があることを確認。
平成 26 年２月 14 日午前 10 時 44 分、漏えい確認を実施し、異常がないことを確認。推定原因および対策は以下の通り。
＜推定原因＞
・水平フランジボルトの穴開け不良によりボルト穴の芯ずれが生じ、組立時に芯ずれを矯正して挿入した結果、ボルトが変形し、締め付け不良から面圧が低下し、漏えいに至ったも
のと推定。
＜対策＞
・漏えいの確認された箇所を含む、フランジ締め付けの面圧不足が懸念される締め付け不良
ボルトおよび腐食が確認されたボルトについて交換を実施。
・芯ずれが確認されたフランジ部ボルト穴の拡張加工を実施。
・内面フランジ接続部全てにシール処理を行い、タンク内全面に塗装を実施。
・１月 21 日午後０時 10 分頃、福島第一原子力発電所５，６号機西側道路において、協力企
業のトラックがハンドルを取られて飲料水配管に接触し、飲料水が漏えいしていることを当社社員が確認した。破損した飲料水配管の取替作業を行うため、同日午後０時 50 分に飲料水供給元弁を閉止した。その後、破損した飲料水配管の取替作業が終了したことから、
午後１時 25 分に飲料水供給元弁を開とした。なお、けが人は発生していない。
・１月 30 日、１号機原子炉建屋１階大物搬入口付近にあるホースの接続部から水が滴下していることを協力企業作業員が発見し、同日午前９時 54 分頃、当社に連絡。現場確認の結果、１号機使用済燃料プールのスキマサージタンクにろ過水を補給するために設置している消防ホースの接続部からの滴下であり、滴下水はろ過水であることを確認。滴下は１秒に２滴
程度で、滴下した水は当該接続部の下に設置した容器で受けており、容器外への漏えいはない。
その後、ろ過水を供給しているホースの水抜きを実施し、同日午前 10 時 46 分、滴下は停止。
なお、１号機使用済燃料プールの冷却に影響はない。当該のろ過水を補給するための系
統は、常時使用している系統ではなく、スキマサージタンクの水位が低下した際にろ過水を補給するための系統である。
・２月６日午前 10 時 50 分頃、５，６号機北側のＦタンクエリアに設置しているＡタンクとＢタンク（Ａ，Ｂタンクともに、５，６号機タービン建屋地下滞留水を貯水）の間にある流量調整弁と逆止弁間のフランジ部より、水が鉛筆１本程度の太さで漏れていることを当社社員が発見。漏れた水は堰内に留まっているが、一旦ビニール袋での養生を実施。なお、モニタリングポス
トの指示値に有意な変動は確認されていない。
その後、ＡタンクからＢタンクへの移送配管のＡタンク側出口フランジ接合部を切り離して配管内の残水を抜いたことにより、同日午後０時８分、フランジ部からの漏えいが停止。
漏えい量は、漏えい範囲が約２m×約２m×厚さ約１mm であること（約４リットル）、ビニール袋等で漏えい水を受けた量が約 74 リットルであることから、総量約 78 リットルであることを確認。
漏えい停止後に目視にて漏えい部を確認したところ、ガスケットの損傷が見られたことから、
当該ガスケットを交換。漏えいの原因は凍結によるガスケットの損傷と考えている。その後、当該漏えい部および通水ラインの水張りを行い、漏えいがないことを確認し、２月 10 日、滞留水の移送を再開した。
・２月６日午前 11 時５分頃、淡水化処理した淡水を原子炉注水用のタンク（バッファタンク、復水貯蔵タンク）へ移送する配管の途中に設置されている、異物を除去するストレーナの圧力指示計より水が漏えいしていることを作業員が発見。圧力指示計の元弁を閉めたことで漏えいは停止。漏えいした水は、原子炉注水に使用する淡水化処理後の淡水であるが、淡水化処理した後に原子炉注水として再利用する配管には問題はなく、原子炉注水用のタンクへの水補給および原子炉注水への影響はない。
漏えい水については、地面に染み込んでおり、水の全ベータ放射能濃度を測定したところ
至近の放射能分析結果（昨年 12 月 10 日採取）より 2.8×103 Bq/L であることを確認。このことから、本件については、同日（２月６日）午後３時６分に東京電力株式会社福島第一原子力発電所原子炉施設の保安及び特定核燃料物質の防護に関する規則第 18 条第 12 号「発電用原子炉施設の故障その他の不測の事態が生じたことにより、核燃料物質等（気体状のものを除く）が管理区域内で漏えいしたとき。」に該当すると判断。なお、漏えい水量は流量計指示値の変化量から約 600 リットルであると推定されることから、漏えい水の全ベータ放射
能量は約 1.7×106 Bq であると推定。漏えい水は地面に染み込んだが、染み込んだ土壌を回収（掘削部は 1.8ｍ×２ｍ×0.3ｍ）し、当該地面の表面線量当量率（γ線＋β線）が 0.24
ｍSv/h から 0.018ｍSv/h に低減。さらに、漏えい水は土のう外に流出していないことから海への流出はないものと判断。漏えいの原因は圧力指示計内部の水の凍結により、ボンネット部から漏えいが発生したものと推定。対策として、当該圧力指示計にヒーターを取り付ける予定であり、今後、当該圧力指示計の交換を行う予定。

・２月 10 日午前 11 時 30 分頃、５・６号機北側のＦタンクエリアにおいて、５・６号機地下滞留水を浄化した構内散水用の水を、散水車へポンプで移送していたところ、ポンプから水が漏
えいしていることを当社社員が発見。漏れた水は堰内の鉄板上に留まっており、漏えいは停止していることを確認。その後現場を確認したところ、当該ポンプのケーシング部が凍結の影響により破損し、漏えいが発生したものと推定。当該ポンプについては交換を行う。
なお、漏えい量については、破断面積と流出時間より、約 20 リットルと推定。また、漏えい水の過去の分析結果は以下のとおり。
・セシウム 134：検出限界値未満（検出限界値：1.4×10-３ Bq/cm3）［平成 26 年２月６日採取］
・セシウム 137：2.9×10-３ Bq/cm3［平成 26 年２月６日採取］
・全ベータ：検出限界値未満（検出限界値：1.4×10-２ Bq/cm3）［平成 25 年 11 月８日採取］
・２月 11 日午前 11 時 25 分頃、免震重要棟南側にある免震棟へ飲料水を送る配管の凍結防止用配管に設置している小弁より飲料水が漏れていることを当社社員が発見。午後０時 35分頃、当該弁の交換を実施し漏えいは停止。漏えいの原因は、当該弁を閉運用としていたため、凍結により破損し漏えいが発生したと推定。
・２月 15 日午後０時 45 分頃、福島第一原子力発電所高台にある原子炉注水用バッファタン
クエリア堰内に、溜まった雨水を仮設水中ポンプにてバッファタンク内に移送していたところ、移送配管の接続部より漏水していることを、当社社員が監視用カメラ映像で発見。漏えいした水は、コンクリート面に土のうを積んだエリアに溜まっている。
同日午後０時 59 分に仮設水中ポンプを停止し、漏えいは停止。
今回の水の漏えいに伴う原子炉注水への影響はない。
バッファタンク水位を確認したところ、有意な変化が無かったことから、タンクの水が当該堰内に漏れた可能性は無いと考えている。
また、本日採取したバッファタンクエリア堰内水（漏えい水）の分析結果について、２月 11 日に採取した当該堰内水分析結果と有意な変化が無かったことから、当該堰内水（漏えい水）
は雨水であると判断。
漏えい量は、仮設水中ポンプ移送流量（約 1.1m3/h）と移送時間（約 1.5 時間）より、約 1.7m3と推定。
・２月 16 日午後 10 時 51 分頃、３号機タービン建屋１階にあるタービン建屋補機冷却系ポン
プエリアの漏えい検知器が動作したことを示す警報が発生。現場を確認したところ、当該エ
リア漏えい検知器周辺に約 20ｍ×約 30ｍ×高さ約３ｃｍの水溜まりがあることを確認。当該エリア周辺にある機器・配管等から水の流れ込みがないこと、３号機の関連パラメータに異常がないことを確認している。
過去の現場状況を確認した結果、２月 12 日に実施したパトロール（２週間に１回実施）にて、当該エリア近傍の東側壁上部にあるルーフドレン（雨水排水用）配管に裂け目があり、その裂け目部より雨水が流入していることを確認しており、また、当該エリアでは、震災以降、これまでにも雨水等が床面に溜まっている状況が確認されている。なお、漏えい検知器動作
後の現場確認においては、ルーフドレン配管の裂け目部からの雨水の流入は確認されていない。
以上のことから、漏えい検知器が動作した原因は、先日の降雨・降雪等の影響により３号機
タービン建屋の屋上に溜まった雨水（雪解け水）が、建屋内ルーフドレン配管を通って裂け
目部より流入し、当該エリア床面に溜まったものと推定している。
溜まり水の分析結果において放射性物質が検出された理由としては、タービン建屋屋上の雨水が汚染を含みながらルーフドレン配管を通って裂け目部から流入したこと、流入した雨水が当該エリア床面等の汚染を含みながら水溜まりになったこと等が原因であると推定している。
ルーフドレン配管の裂け目部については、今後止水処理を実施する。
・５月 15 日午前９時 20 分頃、５，６号機北側Ｆタンクエリア滞留水処理装置（淡水化装置）より水が漏れていることを当社社員が発見。午前９時 21 分に当該装置を停止し、午前９時 33 分に漏えいが停止したことを確認。なお、処理装置自体は専用のトレーラーに積載されており、漏れた水はトレーラー下部に設置している堰内の鉄板上に濡れている程度でとどまっている。
漏えいした範囲は、約 10ｍ×約５ｍ×約１mm。現在、漏えい水のサンプリングを実施中。
その後、淡水化装置周辺の堰内の雨水に混入した可能性があることが確認され、漏えい量については雨水の放射能濃度を分析した結果より約２m3 と推定。淡水化装置送水ポンプ下流側に設置されている安全弁排出ラインのホースが破損したことにより、漏えいしたことを確認。堰内に漏えいした水については午後３時 35 分から午後７時 10 分にかけて回収を完了。
その後の調査により、漏えいした原因は以下のとおり推定。
・濃縮水に含まれるカルシウムやマグネシウム成分が、除々に配管内に析出し、その析出物が下流側の逆止弁に堆積したことにより、濃縮水ラインが閉塞した。
・その影響により、当該ラインの圧力が上昇し、安全弁排出ラインのホースが内圧に耐えられずに破損した。
処置として、破損したホースの交換、閉塞した逆止弁の析出物の除去、および濃縮水ライ
ンの他の弁および計装品、配管の清掃を実施。
なお、再発防止対策については以下のとおり。
・安全弁下流側の排出先を濃縮水ラインから分離し、ＲＯ装置の上流側に設置されている取水槽へ繋がるラインを敷設した。
・濃縮水ラインに設置されている透明のアクリル配管部にて、析出物の付着状況の確認を
日常点検にて行う。また、濃縮水ラインに設置する圧力指示を日常点検時に確認し、圧力の上昇傾向が確認された場合、ラインの点検清掃を行う。
今後、準備が出来次第、ＲＯ装置の運転を再開する予定。なお、濃縮水ラインの圧力を検出するための圧力計設置は、運転開始後、準備が整い次第実施。
・６月９日午前 10 時 15 分頃、５・６号機北側Ｆタンクエリアの滞留水処理装置（淡水化装置）より、濃縮水がトレーラー内に漏えいしていることを当社社員が発見。処理装置自体は専用のトレーラーに積載されており、トレーラー内の漏えい範囲は、約 1.5ｍ×約５ｍ×深さ約３mm。
同日午前 10 時 20 分に当該装置を停止したところ、装置からの漏えいは停止したが、トレー
ラー外に１秒に２滴程度漏えいがあったことから、ビニール袋にて養生を実施。トレーラーは堰内に設置されており、漏えいした水は堰内にとどまっているため外部への流出はない。漏
えい発生箇所における線量測定の結果は以下の通り。
・雰囲気線量（地面から約 100cm 離れた位置）
70μm 線量当量率（ベータ線） 0.000mSv/h
１cm 線量当量率（ガンマ線） 0.003mSv/h
バックグラウンドの測定値も 0.003mSv/h（ガンマ線＋ベータ線）と同等。
また、漏えいした水の分析を行った結果は以下の通り。
・セシウム 134：3.6×102 Bq/L・セシウム 137：1.0×103 Bq/L
・全ベータ：9.3×103 Bq/L

漏えい箇所は、当該装置に設置されている導電率計のフランジ部であることを確認。漏えい量は、当該装置のトレーラー内に約 23 リットルおよびトレーラー外に約 44 リットルの合計約 67リットルと推定。
その後の調査において、漏えいした原因は、以前に発生した当該装置からの漏えい時に、戻りラインで確認された析出物が剥離し、逆止弁に堆積および閉塞したことにより圧力が上昇したため、導電率計フランジ部が圧力に耐えられず、漏えいに至ったものと推定。なお、以前の漏えい時の対策検討においては、戻り水ラインの堆積物は強固であり短期間での剥離・閉塞はないものと判断し、圧力計による監視を予定していたが、今回の漏えいは、その対策を完了する前（圧力計準備中）に発生していることから、以下のとおり再発防止をはかることとする。
＜再発防止対策＞・閉塞が確認された逆止弁および近傍配管内の析出物を除去。（実施済み）
・戻り水ライン逆止弁上流部のＰＥ管の交換を実施。（実施済み）
・戻り水ラインに圧力計を設置したうえで、監視カメラによる常時監視。（実施済み）
・析出物の付着・剥離状況を確認するため、当面の間、１週間程度の周期で開放点検を実施。
・安全弁を設置し、圧力上昇防止対策を実施。（７月上旬予定）
また、恒久対策として薬液洗浄、戻り水ラインの鋼管化、滞留水処理戻り水専用タンクの設置等を検討。今後、準備が出来次第、滞留水処理装置（淡水化装置）の運転を再開する。
・６月２日午後３時頃、汚染水タンクエリアに設置してある 4,000 トンノッチタンク群における２
つのタンクの側面上部のボルト付近から水が漏れていることを、パトロール中の原子力規制
庁保安検査官が発見。
その後、当社社員による現場確認において、当該ボルト部から１秒に１滴程度の水漏れがあることを確認。当該ノッチタンクには汚染水タンク堰内に溜まった雨水を溜めている。午後７時 40 分頃、当該タンク群の水を別のタンク群に移送して水位を低下させたことにより、漏えいが停止したことを確認。
当該タンク内水および堰内溜まり水を分析した結果、セシウム 134 と 137 はいずれも検出限界値未満、全ベータ値は当該タンク内水では 72,000Bq/L、当該タンク堰内溜まり水では
9,800Bq/L だった。
なお、堰内雨水の排出基準（※）と比較すると、セシウム 134 と 137 は排出基準を下回っているが、全ベータ値については、堰内雨水のストロンチウム 90 の排出基準と照らし合わせて高い値となっている。
※参考 堰内雨水排出基準：
・セシウム 134：15 Bq/L 未満
・セシウム 137：25 Bq/L 未満
・その他のガンマ核種が検出されていないこと（天然核種を除く）
・ストロンチウム 90：10 Bq/L 未満（簡易測定法により計測）
・タンク内の水質等を参考に、他の核種も含めて告示濃度基準を満たすこと
また、当該タンク内水の分析結果に比べ堰内溜まり水の分析結果の値が小さくなっているのは、タンクから漏えいした水が堰内に溜まっていた雨水と混ざり薄まったものと考えている。
＜当該タンク内水の分析結果（６月２日採取）＞

セシウム 134：検出限界値未満（検出限界値：13Bq/L）
セシウム 137：検出限界値未満（検出限界値：18Bq/L）
全ベータ ：72,000Bq/L＜当該タンク堰内溜まり水の分析結果（６月２日採取）＞
セシウム 134：検出限界値未満（検出限界値：12Bq/L）
セシウム 137：検出限界値未満（検出限界値：17Bq/L）
全ベータ ：9,800Bq/L＜漏えいに至った推定原因＞
平成 25 年 10 月頃、当該ノッチタンク群に堰内雨水（平成 25 年８月に漏えいが発生したＨ４
エリア堰内雨水を含む）の移送を実施し、その際、ノッチタンク天板からの水位を 20～30 ㎝
で移送を終了した。その後、タンク天板の開口部から雨水が進入しタンク水位が徐々に上昇したため、タンク天板上部から 11 ㎝下にあるボルト穴から滴下に至ったものと推定。漏えい
水が混入したノッチタンク群周辺堰内の溜まった水（約４ｍ３）については回収を完了。なお、
漏えい発見時において堰外への漏えいがないことを確認しているが、当該堰については、
堰内雨水を一時貯留するものであったことから、管理対象外としていた。
＜漏えい範囲＞
漏えい範囲については、漏えい発見時において当該ノッチタンク群堰外への漏えいがない
ことを確認していたが、過去の当該堰外への漏えいを含め、詳細調査を実施。
当該堰周辺の 70μm 線量当量率測定（ベータ線）＊結果において、当該堰排水弁表面は0.008mSv/h、排水弁から近距離の砂利表面は 0.057mSv/h、排水弁から数メートル離れた場所の砂利表面は 0.015mSv/h であった。
その後、測定範囲を拡大するとともに、測定ポイントを増やして土壌の 70μm 線量当量率測定（ベータ線）＊を実施したところ、排水弁から約 40ｍ先まで連続的に 0.004～0.028mSv/hの範囲で線量があることを確認。
このことから、当該ノッチタンクから滴下した水が、当該堰の外へ漏えいしたと判断した。
なお、調査結果より、線量が確認された範囲が限定的であることから、海洋への影響はないと判断。線量が確認された範囲の土壌については、回収作業を実施している。
＜漏えい量＞
当該ノッチタンクからの漏えい量については、本年２月末のパトロールにおいて当該ノッチタ
ンクに異常がなかったことから、漏えい開始時期を本年３月以降と仮定し、当該ノッチタンク
内水の４ｍ３が当該堰内に漏れたと推測。
当該ノッチタンク内水の分析結果（全ベータ；72,000Bq/L）、および当該堰内に溜まっていた水の分析結果（全ベータ値；9,800Bq/L）の比より、当該ノッチタンクから当該堰内に漏えいし、残っている量は約 0.6ｍ３と評価した。
よって、漏えい水が混入した当該堰内の溜まった水（４ｍ３）に含まれる放射性物質の全放射能量（ベータ核種合計）は、約 4.3×10７Bq、堰外に漏えいした水（約 3.4ｍ３）に含まれる放射性物質の全放射能量（ベータ核種合計）は、約 2.5×10８Bq と評価した。
＊ 測定対象物から約５ｃｍ離れた箇所における測定
当該ノッチタンク群に貯留していた水は、汚染水タンクエリア堰内に溜まった雨水ではあるものの、その中には、昨年８月 19 日に淡水化装置濃縮水の漏えいが確認されたＨ４北タンクエリアの堰内に溜まった雨水も含まれていた。Ｈ４北タンクエリアの堰内に溜まった雨水

は、漏えいした淡水化装置濃縮水を回収した後にＨ４北タンクエリア堰内に溜まった雨水ではあるものの、堰内に汚染が残存しその影響で放射能濃度が高くなっていると考えられる。
本件については、堰内に溜まった雨水が流れ出たものと判断していたが、関係箇所に確認した結果、過去の漏えいの影響で雨水の放射能濃度が高くなっており「核燃料物質により汚染された水の漏えい」と考えられることから、６月９日午後４時 20 分、核原料物質、核燃料
物質及び原子炉の規制に関する法律第 62 条の３に基づき制定された、東京電力株式会社
福島第一原子力発電所原子炉施設の保安及び特定核燃料物質の防護に関する規則の第
18 条第 12 号「発電用原子炉施設の故障その他の不測の事態が生じたことにより、核燃料物
質等（気体状のものを除く）が管理区域内で漏えいしたとき。」に該当すると判断。
・９月４日午後０時４分頃、Ｇ４タンクエリアのＡ５タンクとＡ６タンクの連絡弁より水が滴下していることを、Ａ４タンクからＡ５タンクへの水張り作業中の当社社員が発見。滴下している水は
ＲＯ濃縮水（淡水化装置で発生した濃縮水）で、堰内に留まっており、堰外への流出はない。
現場を確認したところ、連絡弁の弁箱にひび割れらしきものが確認され、現在も数秒に１滴の滴下は継続中。また、応急処置として滴下箇所をビニール袋で養生し、水を受けている。
今後、Ａ５タンクから仮設ポンプにてＡ４タンクへ水を移送しＡ５タンクの水位を下げる操作を実施する。
・当該連絡弁からＧ４南タンクエリア堰内に滴下した量を評価した結果、移送開始後にＡ５タンク水位が当該連絡弁の高さに到達したおおよその時間から、滴下発見後にビニール袋による養生を施すまでの時間を算出（滴下は１滴／秒として計算）して、約１リットルと推定。Ａ５
タンク内の水位を下げるため、午後２時 40 分頃より、仮設ポンプにてＡ４タンクへの移送を行っていたが、ひび割れ箇所の補修および夜間における作業安全を考慮して、午後５時 50 分
頃に移送を一旦停止。その後、接着剤（パテ）にてひび割れ箇所の補修を行い、午後６時３分に滴下が停止したことを確認。９月５日以降、仮設ポンプを移送容量の大きなポンプに変更したうえで、Ａ４タンクへの移送を再開する予定。
＜Ａ５タンクとＡ６タンク間の連絡弁からの滴下した水の分析結果＞
・セシウム 134：2.5×10３Bq/L・セシウム 137：7.3×10３Bq/L・全ベータ ：9.8×10７ Bq/L
＜滴下したＲＯ濃縮水が混入したＧ４南タンクエリア堰内雨水（堰内の四隅から採取したもの）の分析結果＞
・セシウム 134：検出限界値未満～3.1×10０ Bq/L（北東位置のみ検出）（検出限界値：7.4×10－１～2.2×10０Bq/L）・セシウム 137：1.3×10０～6.5×10０ Bq/L（最大値は北東位置）
・全ベータ ：1.8×10１～3.6×10３Bq/L（最大値は北西位置）
上記の結果から、当該連絡弁よりＲＯ濃縮水が滴下した場所に近い北西位置で全ベー
タが高い値となっているが、滴下した水（全ベータで 9.8×10７Bq/L）に比べて、十分低い値となっている。
＜滴下場所近傍で採取した堰内雨水の分析結果＞
・セシウム 134：検出限界値未満（検出限界値：1.6×10１Bq/L）・セシウム 137：2.1×10１Bq/L
・全ベータ ：3.9×10５Bq/L

なお、堰内雨水については、パワープロべスター（バキューム車）にて断続的に汲み上げを行っている。接着剤によるひび割れ箇所の補修を行った以降、定期的なパトロールを実施
し、当該連絡弁からの滴下が無いことを確認。
その後、９月５日午後２時 16 分からＡ４タンクへの移送を再開。午後５時にＡ５タンク内水位が当該連絡弁の位置より低い状態となっていることを確認。その後、仮説ポンプで吸い込み可能な水位まで至ったことから、同日午後６時 10 分に移送を停止。
なお、滴下したＲＯ濃縮水が混入したＧ４南エリア堰内雨水については、９月４日よりパワー
プロべスター（バキューム車）にて断続的に汲み上げを行っていたが、９月６日午後０時頃に堰内雨水の汲み上げが完了。また、ＲＯ濃縮水が滴下した周辺の堰床面の洗浄を実施。
漏えいが確認された当該弁については、９月 13 日に新品に交換。また、当該弁の点検および調査を行った結果、９月 17 日、弁箱に亀裂があることを確認。
本件については、福島第一原子力発電所特定原子力施設に係る実施計画に定めている
汚染水処理設備等に要求される機能（汚染水処理設備等は漏えいを防止できること）を有していないことから、９月 17 日午後５時 40 分、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第 62 条の３に基づき制定された、東京電力株式会社福島第一原子力発電所
原子炉施設の保安および特定核燃料物質の防護に関する規則第 18 条第３号「発電用原子炉設置者が、発電用原子炉施設のうち実施計画に定められたものの点検を行った場合
において、発電用原子炉施設の安全を確保するために必要な機能を有していないと認められたとき。」に該当すると判断。
・９月９日午前 10 時 30 分頃、Ｄエリア内Ｄ５タンクに設置されている止め弁の閉止フランジから１秒に３滴程度、水が滴下していることを当社社員が発見。滴下した水については仮堰内に留まっている。また、滴下している箇所については、ビニール袋で受けている。その後、止め弁の増し締めを行い、同日午前 10 時 31 分に滴下が停止したことを確認。なお、滴下した水は淡水化装置処理後の濃縮塩水。現在、滴下の原因や滴下した量などについて調査中。
その後、当該閉止フランジからＤ５タンク堰内に滴下した量を評価した結果、Ｄ４タンクとＤ５タンクの連絡弁を開けてＤ５タンクに通水を開始した時間から、滴下発見後に当該止め弁を増し締めするまでの時間より算出（滴下は３滴／秒として計算）して、約 0.7Ｌと推定。実際は、水が当該止め弁の高さ位置まで到達する時間を考慮すると、滴下した量は推定量約 0.7Ｌよりも少ないと判断している。
滴下箇所から採取した水の分析結果
・セシウム 134：1.7×10３Bq/L・セシウム 137：4.2×10３ Bq/L
・全ベータ
：4.5×10７ Bq/L
堰内溜まり水（滴下箇所近傍）の分析結果
・セシウム 134：検出限界値未満（検出限界値：3.1×10１Bq/L）・セシウム 137：1.1×10２Bq/L
・全ベータ：1.2×10６Bq/L【原因について】
・Ｄ５タンクにＲＯ濃縮水を移送するにあたり、事前に受け入れ手順書（バルブチェックシート）に基づき各弁の状態を確認していたが、その確認を目視のみで行ったこと。
・漏えいした当該弁の閉止フランジは、異物混入防止用であったため、止水する目的で使用していなかったこと。

【対策について】
・上記原因の対策として操作手順書に下記事項を明記し、確実な運用を図る。
・新規タンク使用開始時は、隔離対象の弁が「閉」であることをハンドル操作等で確実に確認する。
・新規タンク使用時は、漏えい確認を行っていない弁およびフランジ部に対して、水漏れ防止の養生を行う。
・今後新規タンクと接続する弁等のフランジに取付ける閉止板については、パッキンの取付けおよびトルク確認を実施する。
なお、９月 10 日、当該止め弁の閉止フランジ部および類似箇所（４箇所）について、水漏れ防止対策としてパッキンを取付けた。
・12 月 17 日、多核種除去設備処理水をＪ６タンクエリアに移送していたが、Ｊ５タンクエリアとＪ６タ
ンクエリアの配管が一部接続されておらず、同日午後３時頃、当該処理水が漏えいした。当該処理水は堰外に漏えいしたが、当該接続配管の弁を閉じて、漏えいは停止。また、漏えい箇
所近傍には排水溝はないため、海への漏えいはないことを確認。なお、モニタリングポスト指示値の有意な変動は確認されていない。
現場確認の結果、漏えいした水は近くの土壌に染みこんでいること、また配管トレンチに溜まっており、その先も土嚢により流出が止まっていることを確認したことから、海への流出はないと判断した。漏えい量は、移送量と移送時間から約６トンと推定。
至近（12 月 15 日）における当該処理水の分析結果は、以下の通り。
・多核種除去設備Ａ系処理水：8.9×10１ Bq/L（全ベータ）・多核種除去設備Ｃ系処理水：1.2×10２ Bq/L（全ベータ）
また、本件については、同日午後４時 25 分に核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法令第 62 条の３に基づき制定された、東京電力株式会社福島第一原子力発電所原子炉施設の保安及び特定核燃料物質の防護に関する規則第 18 条第 12 号「発電用原子炉施設の故障その他の不測の事態が生じたことにより、核燃料物質等（気体状のものを除く）が管理区域内で漏えいしたとき。」に該当すると判断した。
その後、配管トレンチ内の溜まり水（雨水も含む）については、同日午後７時 35 分に回収。
回収量は約９ｍ３。漏えい水が染みこんだ土砂については、同日午後５時 30 分までに約 20ｍ
×約 0.5ｍの範囲で回収している。
当該処理水をタンクに移送する担当箇所は、Ｊ６タンクエリアに移送するための手順書を作成するにあたり、タンク工事実施箇所と施工図面を用いて確認を行った結果を反映していたが、施工図面を確認した際に配管の接続状況について誤認してしまい、
結果として間違った手順書が作成された。
この手順書を元に弁の開閉操作を実施した結果、施工中の配管へ当該処理水が流入し、漏えいに至った。
また、現場において、実際の配管のライン確認は実施していなかった。
今後は、新設ラインの弁操作を実施するにあたっては、移送前にライン構成の確認を確実に実施することとする。
手順書作成の際に移送ラインを誤認した原因については、調査を継続し、必要に応じて対策を検討する。
なお、
漏えい水が染み込んだ土砂については、12 月 18 日午後 1 時 30 分に回収が完了。
回収範囲は 12 月 17 日実施した範囲を含め、
約 2.4ｍ×約 15ｍ、総回収量は約 5.7ｍ３。

漏えいが発生した当日（12 月 17 日）に採取した水の分析結果は以下の通り。
【多核種除去設備処理水】
・セシウム 134：検出限界値未満（検出限界値：2.3×10-1 Bq/L）・セシウム 137：4.5×10-1 Bq/L
・全ベータ：1.1×102 Bq/L・トリチウム：8.8×105 Bq/L
【漏えい箇所周辺の漏えい水】
・セシウム 134：4.3×100 Bq/L・セシウム 137：1.4×101 Bq/L
・全ベータ：4.7×101 Bq/L・トリチウム：5.0×105 Bq/L
【配管トレンチ内の溜まり水】
・セシウム 134：検出限界値未満（検出限界値：1.5×10-1 Bq/L）～4.8×10-1 Bq/L・セシウム 137：1.2×100 Bq/L ～ 1.7×100 Bq/L
・全ベータ：2.2×100 Bq/L ～ 6.6×101 Bq/L・トリチウム：3.3×102 ～ 3.8×105 Bq/L
【油漏れ】
・１月９日午後２時５分頃、３号機原子炉建屋１階北西エリアにおいて、ガレキ撤去作業にて使用している遠隔操作の無人重機〔ASTACO-SoRa（アスタコ・ソラ）〕より作動油が漏えいしていることを協力企業作業員が発見。当該重機を停止したことにより、漏えいは停止している。なお、漏えい量は、約 10cm×約 10cm×約１mm の範囲（２箇所）であり、同日午後２時 25分に双葉消防本部へ連絡。
その後、漏えい状況および原因を調査を実施したところ、当該重機の右手アーム回転用油圧ホース継手部からの漏えいであることを確認。１月 10 日、漏えい箇所の分解を実施した結果、継手部の緩みを確認。漏えいに至った原因は、作業によるアーム動作により、油圧ホースも追従する構造となっており、アームの繰り返し動作により継手部に負荷がかかり、徐々に継手部が緩んできたと推定。対策として、当該継手部の清掃、締付け、および類似継手部の締付け確認を行うとともに、当該重機の使用する際の始業前点検においては、継手部の緩みがないことを確認する。なお、漏えいした作動油については、別の小型重機で油吸着マットを使用して拭き取りを完了。
・１月 17 日午前９時頃、福島第一原子力発電所構内においてサブドレン浄化設備建屋設置
工事の地盤改良に使用しているコンクリート圧送車から、制御油が地面に滴下していることを、協力企業作業員が発見した。漏えいした制御油については、プラスチックの容器に受けた後、制御油の元弁を全閉とし、同日午前９時 45 分頃、漏えいは停止した。プラスチックの容器に受けた油の量は約５リットルであり、また、地面上（砂利）に直径 10cm 程度の滴下跡を確認したため、吸着マットにて処理を行っている。本件について、同日午前 10 時９分、双葉消防本部へ連絡している。また、現場の状況等について、現在調査している。
同日午後４時 45 分、双葉消防本部にて危険物の漏えい事象扱いであると判断された。なお、今回の油漏れの原因は、車体下部にある油配管ジョイント部耐圧ゴムホースの劣化による制御油漏れであると判断。また、プラスチックの容器に受けた油の量は約５リットルで、制御油系統内に残留した油の回収分を含むものであり、地面上（砂利）に染み込んだ油約240cc については、当該箇所の砂利を除去し、回収している。
・１月 23 日午後１時 50 分頃、構内の企業棟脇に仮置きしていた重機から滴下した油をパトロール中の当社社員が発見した。漏えい範囲はアスファルト上に約 50cm×約 50cm であり、油の滴下は止まっている。午後２時 55 分、双葉消防本部へ連絡。
１月 24 日午後４時 35 分、双葉消防本部にて危険物漏えい事象と判断。
なお、当該の滴下箇所については、吸着マットで拭き取りを実施したうえで中和剤を散布し、油の滴下は止まっているが、念のためオイルパンを設置。
・１月 29 日午前 10 時 40 分頃、運用補助共用建屋１階において、所内共通ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）Ｂ（現在点検停止中）に燃料を供給する燃料タンク関連の機器より軽油が漏えいしていることを当社社員が発見した。発見後、直ちに軽油配管の弁を閉止したところ、漏えいは停止。福島第一原子力発電所内の電源供給については、外部電源からの供給に加え、所内共通ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）Ａが待機状態であることから、問題なし。漏えいした軽
油は、ドレンパン（約 40cm×約 60cm×深さ約 2cm）からあふれ、コンクリート床面に約４m×約２m×深さ約１mm の範囲で溜まっていた。本件については、午前 10 時 51 分、双葉消防本部へ連絡。その後、軽油漏えい箇所は、所内共通ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）Ｂの軽油ラ
イン燃料フィルタ（運用補助共用建屋１階西側に設置）の空気抜きラインであることがわかった。漏えいした軽油については、午前 11 時 48 分から午後０時 41 分にかけて、吸着マットによる拭き取りを実施し、終了。本件については、午後１時６分、双葉消防本部より「危険物漏えい事象」であると判断された。
原因については、１月 29 日の所内共通ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）Ｂの燃料タンク点検を行
うための軽油抜き準備作業において、燃料タンク出口弁を開けた際に燃料フィルタ空気抜
きラインより軽油が漏えいしており、その後の確認において、通常閉状態である燃料フィルタ
空気抜きラインプラグが開状態であったことから、漏えいしたことが判明。なお、通常閉である当該プラグが開いていた原因については、現在調査中。
その後、原因と再発防止対策をとりまとめたところ、当該燃料フィルタより軽油を採取した後の空気抜きラインの締め付け不足により、通常閉である空気抜きラインが微開な状態になっていたことが原因であった。また、当該の空気抜きラインのプラグは当該フィルタに直付けであったことから、配管系統図等に記載がなく、ライン構成時の確認管理対象外であったことと、作業範囲や工程が従来と異なっており、作業範囲を誤認しやすい状況であったことを確認した。対策として、このように機器に直付けされた弁等のうち、系統の境界を構成するもの
は配管系統図等に反映し、作業用管理札（タグ）の管理対象とする。さらに、配管系統図での作業範囲の確認に加え、工事工程表へ作業を指示する範囲と期間を明記して情報を共有する。作業員に対しては、作業指示範囲外の作業禁止について再周知する。
・２月 25 日午後３時 30 分頃、構内中央部交差点近傍の給油所において、作業員がドラム缶から給油器へガソリンを移送した後、移送ポンプに付着したガソリンの拭き取りをしていたところ発火し、作業員が着用していたカバーオール前面の一部に引火。カバーオール前面の一部が燃えたが、速やかに消火したことから、作業員に火傷等のけがはなし。また、汚染もないことを確認。
同日午後４時 53 分、双葉広域消防本部へ連絡。その後、午後７時 30 分、富岡消防署により火災であると判断された。
・２月 28 日午前８時９分頃、構内中央五差路付近において、給油用ローリーより油が漏れていることを協力企業作業員が発見したとの連絡があり、同日午前８時 14 分、消防へ通報。現場を確認したところ、構内中央五差路から海側に延びる道路上に駐車していたタンクローリ
ーの後輪付近に、駆動部の油と思われる直径 1.5ｍ程度の油漏れ跡を確認。現在、漏えいは停止。消防による現場確認の結果、「漏れ跡発見事案」と判断された。今後、油の処理を実施予定。
・４月 10 日午後１時 10 分頃、５・６号機所内変圧器６Ｂにおいて、変圧器下部にある電線用ピット（約２m×３m）に絶縁油と思われる油溜まりがあることを、パトロール中の当社社員が発見。
変圧器からの油の滴下等は確認されていない。なお、当該変圧器については、現在使用されていない。また、同日午後１時 37 分に双葉消防本部へ連絡を実施。同日午後２時 40 分、双葉消防本部の確認において、危険物漏えい事象扱いと判断された。
その後、４月 23 日から当該ピット内の漏油回収（約 200Ｌ）および清掃作業を実施し、４月 24日に終了。また、油流入のあった当該ピット電線管貫通口にシール処理を実施し、ピット内への漏えい防止処置を実施。原因については、今後調査を実施。
・４月 14 日午前９時 25 分頃、１，２号機取水口の止水対策工事において、水素ボンベ建屋の解体作業中に重機の油圧ホースより油が噴き出していることを作業員が発見。油の漏えいは、現在止まっており、漏えいした油については吸着マットにて処理を行っており、海への油の流出はない。また、同日午前９時 39 分に双葉消防本部へ一般回線にて連絡を実施。
その後の調査において、油圧ホースの劣化が漏えいの原因と推定。重機使用前には、油圧ホースの油じみ等の点検を実施し、異常がないことを確認していたが、当該ホースは瓦礫等により損傷しないようゴムにより被覆保護されていたことから、ホース本体の亀裂等の確認ができない状況だった。対策については、検討中。なお。富岡消防署による現場確認の結果、４月 14 日午前 11 時 30 分に「危険物の漏えい事象」と判断された。
・４月 15 日午後３時 20 分頃、２号機タービン建屋オペレーションフロアエリアにおいて、ホイス
トクレーン付属の油タンクの近傍にて油溜まりがあることを当社社員が発見。油溜まりの範囲
は、約１ｍ×約５ｍおよび約１ｍ×約３ｍの２箇所。同日午後３時 29 分に双葉消防本部へ一般回線にて連絡。現場を確認したところ、当該クレーン装置付属の油タンクの油面確認用レベルゲージ下部に油の滲みがあることを確認。油の滲みが継続しているため、当該箇所に油受けを設置。今後、吸着材による油の回収を行う。なお、同日午後４時 33 分に富岡消防
署より「油漏れ」であり「事故」ではないと判断された。
・４月 22 日午後７時 37 分頃 、福島第一原子力発電所構内の入退域管理棟付近を走行中のトラックより、油が漏れていることを協力企業作業員が発見。同日午後７時 57 分双葉消防本部へ連絡。現場状況を確認した結果、漏えいした油はエンジンオイルであることが判明。当該トラックについては、発電所海側での作業を終えた後、発電所構内にある給油所を経由して、入退域管理棟西側にある駐車場まで移動しており、給油所から駐車場までのルートに油が滴下していること、駐車場に約 50cm×約 50cm の油溜まりがあることを確認。また、トラックに乗車していた作業員に確認したところ、給油所に立ち寄った際にトラック下部が何らかの物体に接触したとの証言を得ている。漏えいした油については、吸着マットによる回収に加え、中和剤による処理を実施。４月 23 日午前９時 38 分、双葉消防本部より「油漏れ事象」であり「事故事象」ではないと判断された。
・４月 25 日午前 11 時 15 分頃、発電所構内予備変電所建屋付近の五差路において、燃料移送中のタンクローリー車の下部が、道路上の敷鉄板を踏んで接触したことにより、タンクローリー車の燃料（軽油）が道路上に漏れたことを協力企業作業員が発見。同日午前 11 時 23分、双葉消防本部へ連絡。油はタンクローリー車が走行した範囲（５ｍ程度）で滴下したが、タンクローリー車の燃料タンクに入っていた約 20Ｌの燃料（軽油）が空になったことにより漏えいは停止している。漏えいした油は、タンクローリー車の右側に約１ｍ×約２ｍ、左側に約１ｍ×約１ｍの範囲で、地面（土）に染みこんでいることを確認。漏えいした油については、
吸着マットにより回収を実施。同日午後０時 22 分、双葉消防本部より「油漏れ事象」であり「事故事象」ではないと判断された。
・５月１日午後０時 36 分頃、２号機タービン建屋東側道路において、油漏れ跡があることを作業員が発見し、緊急時対策室に連絡。油漏れ跡の範囲は、約６ｍ×約６ｍの１箇所。同日
午後０時 58 分に双葉消防本部へ一般回線にて連絡。同日午後１時 25 分頃、油漏れ跡の拭き取り終了。同日午後１時 56 分頃、富岡消防署より「危険物の漏えい事象ではなく、車両からの漏れ事象」と判断された。
・５月３日午前８時 15 分頃、福島第一発電所構内の給油所でタンクローリーの付属ホースの根元が破れ少量の軽油が漏れていることを協力企業作業員が発見。同日午前８時 50 分に富岡消防署へ連絡。油漏れの範囲は、漏えい発見時点で直径約 60cm。漏えい発見後、当該ホースの破れた箇所をテープにて補修するとともに、地面に漏えいした油について、吸着マットによる拭き取りを実施。その後も、当該ホースより若干の油滴下が継続したため、吸着マットにて受けていたが、同日午前９時４分に油の滴下が止まったことを確認。念のため、滴下していた箇所に受け皿を設置。
当該タンクローリーは、構内給油所の作業開始に合わせ、同日午前６時 30 分頃に駐車場である事務本館前駐車場（免震重要棟東側）から構内給油所に移動していた。このため、当該タンクローリーが駐車していた事務本館前駐車場を確認したところ、地面に直径約20cm と直径約 10cm の油が染み込んだ跡があることを確認。
双葉消防本部による現場確認の結果、同日午後０時 42 分に、本件は危険物の漏えいではなく、「油漏れ事象」との判断を受けた。なお、現場確認の際、双葉消防本部より以下の指示を受けた。
・当該タンクローリー内に残っている軽油をドラム缶へ移送すること。
・ドラム缶への移送が完了し、当該タンクローリーを別の場所に移動するまで、構内給油所における給油活動を行わないこと。
上記の指示を受け、同日午後０時 26 分より、当該タンクローリー内の軽油をドラム缶へ移送する作業を開始し、同日午後０時 41 分に作業終了。当該タンクローリーについては、同日午後１時 30 分に構内給油所から事務本館前駐車場へ移動終了。
・平成 26 年５月８日午前 10 時 15 分頃、構内南側の産業廃棄物管理型処分場に配備した油圧ショベル（バックホウ）の始業点検において、エンジンルームから油が漏れていることを協力会社作業員が発見。漏えいした油は、地面に直径約 10 cm 範囲に染みこんでおり、数分に１滴程度漏れているため、受け皿を設置。また、同日 10 時 30 分に双葉消防本部へ連絡。
同日午前 11 時 30 分に、本件は「危険物漏えい事故ではない」との判断を受けた。なお漏えい箇所を確認した結果、燃料ホースから軽油が滲んでいることが判明。現在は軽油の滴下は確認されていない。
・５月９日午前９時 45 分頃、４号機海側エリアにおいて、遮水壁工事で使用している重機（200t クローラークレーン）の油圧ホースが損傷し、油が漏えいしていることを作業員が発見。
油漏えいは元弁を閉めたことにより停止しており、漏えい油は約３ｍ×約３ｍの範囲で溜まっている。油漏えい箇所から海までは約 20ｍあり、鋼製遮水壁が設置されていることから、海への流出の可能性はない。また、同日午前 10 時 20 分に双葉消防本部へ連絡。同日午
前 11 時 10 分に、本件は「危険物の漏えい事故ではない」との判断を受けた。なお、漏れた油は吸着マットによる回収と中和剤散布を行い、油が染みこんだ土壌は回収を実施する。
・５月 29 日午前 10 時 55 分頃、発電所構内において、協力企業作業員が作業を終えて、免震重要棟駐車場に戻った際に、車両から油（エンジンオイル）が漏えいしていることを発見。
漏えいは停止しており、漏えいした油については吸着マットにて回収を実施。また、走行した道路についても滴下を確認したことから、処置を行う。なお、午前 11 時 13 分に双葉消防本部へ一般回線にて連絡。同日午後０時５分に富岡消防署より「危険物の漏えいではない」との判断を受けた。
・５月 29 日午前 11 時 45 分頃、発電所構内企業厚生棟駐車場において、協力企業作業員が車両から油が漏えいしていることを発見。漏えいは停止しており、漏えいした油について
は吸着マットにて回収を実施。詳細な現場確認を行ったところ、漏えいした油はミッション
オイルであることを確認。同日午後１時 15 分に富岡消防署より「危険物の漏えいではない」との判断を受けた。
・６月６日午前８時 30 分頃、構内登録センター西側道路上において、協力企業が使用している車両の燃料配管より油漏れ（ガソリン）を発見。車両のエンジンを停止したところ、漏えいは停止。漏えいしたガソリンは、コンクリート床面に約３ｍ×約１ｍの範囲で溜まっていることから、受け皿を設置し、漏えい箇所は吸着マットおよび中和剤により処置を実施中。なお、
同日午前８時 53 分に一般回線にて双葉消防本部へ連絡。同日午前 10 時 29 分に双葉消防本部より「危険物の漏えい事象」との判断を受けた。その後、同日午後２時 10 分に漏えいしたガソリンの回収作業を終了。漏えい原因を調査した結果、車両走行時に道路脇の側溝上を通過した際、側溝のグレーチング蓋が跳ね上がり車両下部に接触したことにより、燃料配管が損傷したものと推定。
・６月 17 日午後３時 31 分頃、屋外にある５号機残留熱除去系海水ポンプ※（Ａ）のモータ下部軸封部より、油が漏えいしていることを当社社員が発見。漏えいは、床面に約３ｍ×約0.5ｍ×深さ最大約２mm の範囲であることを確認。その後、当該ポンプを停止したことにより油の漏えいは停止。同日午後３時 46 分に一般回線にて双葉消防本部へ連絡。残留熱除去系海水ポンプ（Ａ）のモータ下部軸封部からの油の漏えいについては、双葉消防本部より「危険物の漏えい事象ではない」との判断を受けた。
また、当該ポンプ停止前に残留熱除去系海水ポンプ（Ｃ）を起動したことにより、原子炉の冷却は継続。
原因調査の結果、当該モータについては、東日本大震災の津波の影響により損傷を受けたことから、震災後の平成 24 年７月に新品に交換。モータはオイルベーパー対策として気抜き管内に金属製ウールが挿入されているが、交換したモータについては、従来品の金属製ウール（カールケート）に比べ目の細かい金属製ウール（スチールウール）が使われていたため、潤滑油の継続使用によるオイルベーパー発生量の増加（潤滑油使用可能範囲内）に伴い、目詰まりを起こし当該漏えい箇所より漏えいしたものと推定。また、同時期に交換を実施した残留熱除去系海水ポンプ（Ｃ）のモータについても目の細かい金属製ウール（スチールウール）が使われていることを確認。
＜再発防止対策＞
・従来品の金属製ウール（カールケート）に交換し運転確認を実施（７月８日実施済）。
・福島第一原子力発電所において、金属製ウールを使用しているモータについて、従来品の金属製ウール（カールケート）が使われていることの確認を実施。

・オイルベーパー対策品のモータを購入する際には、適切な金属製ウールが挿入されていることを確認。
※原子炉の冷却水を冷やすための海水ポンプ

・７月３日午前６時頃、発電所構内にある協力企業厚生棟前の路上において、協力企業が使用している車両から油（エンジンオイル）が漏れていることを協力企業作業員が発見。漏えいした油は、地面に約１ｍ×約８ｍの範囲で溜まっていることから、吸着剤および中和剤により処置を実施。なお、午前６時 10 分に双葉消防本部へ連絡。その後、午前６時 31 分に油の漏えいが停止していることを確認。漏れた油は、吸着剤および中和剤等の散布にて処置を完了。午前７時 30 分に双葉消防本部より「危険物の漏えいには該当しない」との判断を受けた。
・７月７日午前 10 時 43 分頃、固体廃棄物貯蔵庫第３棟付近において、仮置きされている発電機から油が漏えいしていることを協力企業作業員が発見。現在、漏えいは停止しており、床面に約 50cm×約 50cm の範囲で漏えい跡があることを確認。同日午前 11 時６分、双葉消防本部へ連絡。同日午後０時 29 分に双葉消防本部より「危険物の漏えいである」との判断を受けた。また、当該漏えい箇所については、油の拭き取りを終了。
・７月 12 日午前 11 時 51 分頃、発電所構内の体育館付近に置いてある車両下部から、１秒に数滴程度の油（軽油）が漏れていることを協力企業作業員が発見。漏えい範囲は、敷鉄板上を中心に約 1.5ｍ×約２ｍであったが、午後１時 22 分に漏えいが停止していることを確認。
午後２時 40 分に吸着マットによる油（軽油）の回収が終了。なお、海から離れた場所における漏えいのため、海洋流出の可能性はない。また、現場確認の結果、油の漏えいは、車両下部からではなく、車両荷台に設置されている燃料タンクの給油口からの油漏れであることを確認。本件については、同日午後０時 12 分に双葉消防本部へ連絡し、午後１時 35分、「危険物の漏えい事象である」と判断をいただいている。
・８月 12 日午前９時 55 分頃、J４タンクエリアに置いてあるトラッククレーンから油が漏れていることを発見。漏えいした油は、トラッククレーンの作動油で、漏えい範囲はコンクリート上の地面に約 10 ㎝×約 30 ㎝（深さなし）で、油の滴下は停止している。その後、同日午前 11
時 30 分に双葉消防本部より「危険物の漏えい事象である」と判断をいただいている。漏えいした油は、吸着マット等により拭き取りを実施。
・８月 23 日、構内汐見坂から３号機タービン建屋に向かう路上に、車両から漏えいした油と思
われる滴下跡があることを協力企業作業員が確認。その後、同日午後４時２分に一般回線にて双葉消防本部へ連絡。現場調査の結果、油と思われる滴下があった範囲は、汐見坂を上った先の No.２ろ過水タンクから３号機タービン建屋までの路上に点在しており、当該箇所については吸着剤の散布を実施。その後、車両の特定作業を実施した結果、オイルフィル
タが変形し、エンジンオイルが減少している車両を確認したことから、この車両を油の漏えいした車両と判断。なお、変形したオイルフィルタについては交換を実施し、当該箇所の修理を完了。
・構内の車両サーベイ場において、停車していた車両に別の車両が接触する事故が発生し、接触した車両より油らしきものが滴下していると９月 26 日午後０時 48 分に緊急時対策本部に連絡があった。漏えい範囲は、約 20 ㎝×約 20 ㎝。油らしきものは５秒に１滴程度で滴下していたため、吸着材により処置を実施。同日午後１時 20 分現在、油らしきものの滴下が停止していることを確認。また、滴下した油らしきものは吸着材による処置を完了。なお、停車していた車両の運転手は、念のため救急医療室にて診察を受け、医師の診断結果、救急搬送の必要は無く、治療を終えて退出。
・９月 26 日午後０時 48 分頃に構内の車両サーベイ場において発生した車両の接触事故により車両から滴下していた油らしきものは、調査の結果、接触した車両のエンジン下部に油のにじみを確認したことから、エンジンオイルであると判断。双葉消防本部より「危険物の漏え
い事象である」との判断をいただいた。また、その後の現場確認により、漏えい範囲は車両の冷却水とエンジンオイルが混合した状態で約 1.5m×0.2m の範囲であることを確認。
・10 月 10 日午前９時頃、雑固体廃棄物焼却設備建設現場において、300ｔクローラクレーンより制御油が漏れていることを協力企業作業員が発見し、同日午前 11 時 50 分に緊急時対策本部へ連絡。漏えい発見後、クローラクレーンのエンジンを停止したことにより、油漏れは停止。油の漏えい範囲は、地面に設置していた鉄板上約１ｍ×約１ｍであり、吸着材および中和剤にて処理を実施。同日午後０時に双葉消防本部へ一般回線にて連絡。同日午後３時
56 分に双葉消防本部より「危険物の漏えい事象である」との判断をいただいた。
・10 月 21 日午後２時 38 分頃、構内Ｇエリア吸着塔一時保管施設において、吸着塔運搬用ト
レーラーから油が漏えいしていることを、協力企業作業員が発見。同日午後２時 50 分に双葉消防本部へ連絡。その後、当社社員２名（自衛消防隊員）が現場を確認したところ、油が道路に約 20ｍにわたって滴下していたことが分かった。漏れた油は、トレーラーのパワース
テアリング用のオイルで、現在エンジンを停止させた状態にあり、油の滴下は止まっている。
また、滴下した油については吸着材による拭き取りを終了。富岡消防署により、同日午後４時に「トレーラー駆動系の油漏れ」と判断された。
・10 月 28 日午前８時 30 分頃、正門付近において、車両（４トンユニック車）より燃料油の漏えいが発生した旨、同日午前８時 35 分に緊急時対策本部に連絡があった。漏えい範囲は、
約１ｍ×約１ｍ。その後、同日午前８時 53 分に富岡消防署へ一般回線にて連絡。漏れた燃料油は受け皿にて受け、同日午前９時 40 分頃漏えいが停止したことを当社社員が確認。富
岡消防署による現場確認の結果、同日午前 10 時 34 分に「燃料油の漏えい事象」と判断された。なお、受け皿内の漏えいした燃料油および燃料油の染み込んだ土壌の回収については、同日午後３時 40 分に終了。
・10 月 29 日午前 10 時 15 分頃、Ｆタンクエリア南側において、タンクローリ車エンジン付近より軽油漏えいが発生した旨、同日午前 10 時 23 分に緊急時対策本部に連絡があった。漏えいは、約１ｍ×約 1.5ｍの範囲で、地面に染み込んでいる状態であったが、止め弁を閉止したことにより軽油の漏えいは停止。また、漏えい箇所にビニール袋による養生も実施した。その後の状況を確認した結果、散水用タンクに水を入れるエンジン付ポンプの燃料フィルターから軽油が滴下したことが分かった。浪江消防署による現場確認の結果、同日午前 11 時 37分に「事故ではなく軽油の滴下事象」と判断。同日午後０時 30 分に地面に滴下した燃料油（軽油）の回収、燃料油が付着したエリアの砂利の除去および中和処理を終了。
・10 月 29 日午後 10 時 55 分頃、凍土壁の工事に従事している作業員が、４号機西側の道路から登録センターの交差点にかけて、移動中の車両からエンジンオイルと思われる油が滴下していることを発見した旨、午後 11 時 10 分に緊急時対策本部に連絡があった。
滴下した範囲の確認を行うと共に、滴下した油については吸着マットによる拭き取りを実施。
午後 11 時 30 分に双葉消防本部へ一般回線にて連絡。その後、当該車両のオイルパンが損傷したことにより、エンジンオイルが滴下したことを確認。

漏えい範囲については、駐車場において約１m×0.5m であり、４号機西側の道路から登録センターの交差点までの路上に点在していることを確認。油の滴下は停止しており、滴下した油については、吸着マットおよび中和剤による処置が完了。また、漏えい箇所について受け皿を設置。当該車両のオイルパンが損傷した原因は、駐車場付近に敷いてある鉄板と路面の段差に、車両下部のオイルパンが接触し、損傷したものと推定。10 月 30 日午後４時 10分に双葉消防本部より「危険物の漏えい事象」との判断を受けた。
・11 月４日午後１時 46 分頃、発電所敷地内ふれあい交差点近くの駐車場にて、乗用車から燃料が漏れていることを協力企業作業員が発見。当該燃料については受け皿にて受けている。同日午後２時 14 分、富岡消防署へ一般回線にて連絡。
漏えい範囲については、駐車場内において約 0.2ｍ×約 50ｍであり、中和剤による処理、吸着材による拭き取りを実施。浪江消防署による現場確認の結果、同日午後３時 35 分に「危険物の漏えい」には該当しないと判断された。なお、浪江消防署の指示に基づき、当該
車両（ワンボックス車）の回りに立入禁止区域を設けるとともに、同区域内に水の散布を実施。
その後、当該車両の燃料の抜き取り作業を行い、11 月５日午前９時 30 分に燃料の漏えいが止まったことを確認。
漏えいの原因は、ふれあい交差点南側駐車場に入る際に、駐車場入口に設置してある側
溝上部のグレーチングが跳ね上がり、当該車両下部に接触したことで燃料タンクが損傷したものと推定。
・11 月６日午前０時 10 分頃、発電所構内１号機北側道路において、南北に通っている道路
上に車両からのエンジンオイルが滴下していることを協力企業作業員が発見。エンジンオイ
ルの漏えいは車両下部にオイルパンを設置して養生。また、同日午前０時 40 分に一般回線で双葉消防本部へ連絡。漏えい範囲については、コンクリート路面上に約 100m の範囲であり、吸着材による拭き取りを実施。同日午前２時 40 分にエンジンオイルの漏えいが止まった
ことを確認。なお、同日午後４時 40 分に双葉消防本部より「油漏れ事象」と判断を受けた。
・11 月６日午後２時 33 分頃、発電所構内給油所東側において、200ｔ自走車から作動油が漏
えいしていると、協力企業作業員から緊急時対策本部に連絡。漏えいした作動油は、給油所東側付近のアスファルト上に約２m×約２m の範囲で溜まっており、吸着材により回収を実施。当該車両のエンジンを停止したところ、漏えいが停止したことを確認。また、同日午後２時 45 分に一般回線にて双葉消防本部へ連絡。滴下した油については吸着材による処置が完了。なお、同日午後４時 22 分に双葉消防本部より「油漏れ事象」と判断を受けた。
【その他設備の不具合・トラブル】
・平成 25 年 11 月 23 日午後３時 57 分頃、福島第一原子力発電所１～３号機の原子炉圧力容器および原子炉格納容器へ窒素を封入している窒素ガス分離装置２台（Ａ，Ｂ）が運転中のところ、「ドライヤ異常過電流またはドライヤ高圧カット」の警報が発生し、窒素ガス分離装
置１台（Ａ）が停止。もう１台の窒素ガス分離装置（Ｂ）は運転を継続しており、原子炉格納容器および原子炉圧力容器内への窒素供給は継続中。また、プラントデータ（原子炉格納容
器内水素濃度・原子炉格納容器内温度等）、モニタリングポストの値に有意な変動は確認されていない。
待機中の窒素ガス分離装置（Ｃ）については、同日午後５時３分に起動し、同日午後５時

12 分に窒素ガス分離装置２台（Ｂ，Ｃ）による窒素供給を開始。起動後の運転状態に異常はない。
その後、窒素ガス分離装置（Ａ）の停止要因（電気的要因、機械的要因）について調査を実施し、ドライヤ用コンタクタの動作不良が原因と判明したことから、コンタクタを新品へ交換
しドライヤファン単体動作試験を実施して良好であることを確認。本試運転時にメインファンが起動しない事象が発生し、ファンインバータに何らかの異常があることが確認されたことか
らファンインバータの交換を実施。平成 26 年１月 16 日、試運転を行い異常のないことを確認。なお、現在、窒素ガス分離装置はＢ，Ｃ運転中でＡは待機状態。
・３月 12 日午前 10 時から３月 20 日にかけて、現在、待機状態となっている非常用窒素ガス
分離装置の本格点検について、特定原子力施設の保安第１編第 32 条第１項（保全作業を実施する場合）を適用し、点検作業を開始。点検期間中は、３台ある常用窒素ガス分離装置により１～３号機原子炉圧力容器および原子炉格納容器へ窒素の供給を継続。また、非常用窒素ガス分離装置の起動が必要となった場合には、速やかに起動可能な状態に復帰することとする。その後、３月 20 日午後０時４分に点検作業が終了した。その後の動作確認に異常がないことから、非常用窒素ガス分離装置を待機状態とし、同日午後０時 12 分に特定原子力施設の保安第１編第 32 条第１項（保全作業を実施する場合）の適用を解除した。
・２月６日午前８時 50 分頃、福島第一原子力発電所登録センター１階の火災報知器が発報したことから現場を確認したところ、同センター内の機械室から水が出ていることおよび２階で発煙があることを協力企業作業員が発見。同日午前９時 10 分、消防へ通報。なお、モニタリ
ングポストおよび構内ダストモニタの値に有意な変動はなく、けが人は発生していない。
現場確認の結果、登録センター内機械室の空調設備のヒーティングコイルが破損し温水が漏れた影響で、湯気が発生していることを当社社員が確認。当該コイルの通水元弁を閉にし、同日午前 10 時 14 分、温水の漏えいが停止。機械室内の雰囲気線量は、3.0μSv/h であり、床面等からは汚染は確認されていない。
その後、消防による現場確認の結果、火災報知器の警報発報については、同日午前 10 時
45 分に、消防から「これ以上の災害に発展する恐れはない」と判断された。
その後、２月７日午前 11 時 20 分に火災発生有無の調査のため、富岡消防署立会のもと、機械室の空調設備のモータ分解点検を実施。その結果、ヒーティングコイルの破損による蒸気によって火災報知器が動作したものと推定され、火災ではないと判断された。
・２月 25 日午前９時 40 分頃 、所内の電源設備（所内共通メタクラ１Ａ、２Ａ、３Ａ、４Ａ、共用プールメタクラＡ系、所内共通ディーゼル発電機メタクラＡ系において、地絡警報が発生。午前９時 45 分頃、４号機使用済燃料プール代替冷却系二次系のエアフィンクーラＢ系が停止し、当該プール冷却は停止。冷却停止時の当該プール水温度は 13.0℃であり、冷却停止
時の温度上昇率は 0.29℃／ｈ。午前９時 52 分頃、焼却工作建屋とプロセス主建屋の間の道路掘削工事において、誤ってケーブルを傷つけたとの情報あり。当該電源設備の電圧値に異常はなく、電源の供給は継続しており、主要設備については、４号機使用済燃料プール代替冷却系二次系以外は異常ない。
４号機使用済燃料の取り出し作業については、燃料取り出し作業前であり、念のため午前
10 時 19 分に作業を中断。
所内の電源設備の地絡警報発生について午前 10 時 21 分に誤ってケーブルを傷つけた箇
所に電源を供給している電源設備（プロセス建屋常用メタクラ）のしゃ断器を開放し、地絡警報はリセット。
その後、ケーブルの損傷箇所が特定されたことから、損傷したケーブルを使用しないルート

で４号機使用済燃料プール代替冷却系（二次系）へ電源を供給。ケーブルの損傷により同代替冷却系二次系は停止していたが、電源の復旧が終了し、午後１時 54 分から午後２時
16 分にかけて同代替冷却系二次系を起動。運転状態に異常はない。４号機使用済燃料プール水温度は停止時の 13.0℃から 13.1℃に上昇したが、運転上の制限値 65℃に対して十分余裕がある。
なお、今回のケーブル損傷により、同代替冷却系二次系機器の電源の供給が１系統となったことから、念のため同代替冷却系二次系機器に電源供給できるよう、ディーゼル発電機を準備。
中断していた４号機使用済燃料の取り出し作業は、午後２時 36 分に再開。
また、焼却工作建屋とプロセス主建屋間の掘削工事におけるケーブル損傷箇所では、発火し煙が出ていたが、電源設備（プロセス建屋常用メタクラ）のしゃ断器の開放および消火器による消火により収束。消防署へは、午前 10 時 30 分に連絡。午前 11 時 52 分、消防署より
火災ではないと判断。
・３月７日午前６時 28 分、Ｈ４東エリアＡ１タンクにおいて、水位高高警報が発生。当該タンク上部の天板からタンク実水位を確認したところ、漏えい等の異常がないことを確認。タンクの水位トレンドも安定。なお、警報については発生と同時にクリア（スパイク状に一瞬発生）していることから、一過性のものと推定。
・４月４日午前４時 46 分、モニタリングポスト№８は、本設備の機器故障が発生して、無線式の代替測定器にて監視を継続していたが、同日午前６時３分に無線式代替測定器の機器故障が発生し、午前６時 10 分より欠測。なお、その他のモニタリングポストについては、異常なし。モニタリングポスト№８の欠測の対応として、午前７時から人為的な測定を開始。なお、線量当量率は 2.5μSv/h であり、無線式代替測定器が欠測する前の測定値と同じ値であった。
また、無線式代替測定器の機器故障から人為的な測定を開始するまでの欠測時間は、午前６時 10 分から６時 50 分であり、欠測時間におけるモニタリングポストおよびプラントパラメ
ータに異常なし。本設備のモニタリングポスト№８の機器故障については、正常に復旧したことから、午前８時 10 分から本設備による測定に切り替えを実施。
モニタリングポスト№８の欠測の原因については、４月４日朝方の強い降雨の影響により、モニタリングポスト№８局舎前の側溝において、排水量以上の雨水が流入したことによりオーバ
ーフローし、当該局舎に流入したことから、電気部品が浸漬し欠測したものと推定。浸漬した
機器の点検および部品の交換を実施するとともに、今後、モニタリングポスト局舎周辺の側溝を定期的に清掃していく。
・Ｃ東タンクエリア東側に設置してある角型ノッチタンク２基を角材により仮堰を形成しているが、４月 18 日午前１時 50 分頃、この仮堰の外側に水が漏えいしていることをパトロール中の当社社員が確認。漏えい箇所は、約１ｍ×約７ｍ×（深さ）湿り程度、および約１ｍ×約２ｍ
×（深さ）湿り程度の２箇所が確認されている。
漏れた水の表面線量は、１cm 線量等量率（γ線）0.006mSv/h、70μm 線量当量率（β線）0.001mSv/h であり、バックグラウンドと同程度であることから、仮堰内の雨水が堰外に漏えいしたものと推定。
その後、仮堰内に残っている水の分析を行い、当該仮堰内の水は雨水であると判断。
今後、当該仮堰内の雨水について回収を実施予定。
（分析結果：４月 18 日採取）・セシウム 134：検出限界値未満（検出限界値：12 Bq/L）・セシウム 137：検出限界値未満（検出限界値：17 Bq/L）
・全ベータ ：130 Bq/L
・５月 10 日午前９時 16 分頃、所内共通メタクラ（※１）２Ｂにおいて「所内共通低圧電源系２Ｂ
異常」警報が発生し、その下流側にあるパワーセンター（※２）２Ｂにおいて「母線地絡」警報が発生。さらに、パワーセンター２Ｂにおいて、充電を示すランプ（３相のうち１相）が消灯していること、また、パワーセンター２Ｂの下流側にある超高圧開閉所モーターコントロールセ
ンター（※３）において、「地絡」警報が発生していることを確認。その後、同日午前 10 時 03
分頃にパワーセンター２Ｂの充電を示すランプが自然に点灯したことから、警報リセット操作を行ったところ、午前 10 時 10 分に全ての警報が復帰。所内共通メタクラ２Ｂおよびパワーセ
ンター２Ｂの電圧値には異常はない。警報発生に伴い停止した機器は現時点で確認されておらず、原子炉注水や 使用済燃料プール冷却にも影響はなく、モニタリングポストの値に変動はない。引き続き、原因調査を行う。
※１ メタクラ
：所内高電圧回路に使用する動力用電源盤※２ パワーセンター：所内低電圧回路に使用する動力用電源盤※３ モーターコントロールセンター：小容量の所内低電圧回路に使用する動力用電源盤

・７月 14 日午前７時 28 分頃、予備変メタクラ*において地絡警報が発生。現場を確認したところ、予備変メタクラから供給している構内配電線２号線のしゃ断器が開放していることを確認。その後、構内配電線２号線から電源を供給されている負荷を調査した結果、多目的
運動場照明用受電設備の電気回路について絶縁抵抗値が０オームである（地絡している）ことを確認。また、同設備へ供給しているケーブルが断線していることが判明。これらの原因については、１～４号機サブドレン浄化設備付属土木関連工事においてケーブルを断線してしまったものと判断。
これにより、構内モニタリング車による測定が出来なくなったため、午前９時 10 分より、代替措置にて測定を実施していたが、電源が復旧したため午後１時 30 分より通常監視を再開。
構内モニタリング車と同様に絶縁抵抗値等に異常がなかった負荷については、順次復旧を実施し、午後１時 48 分にすべて復旧が完了。
なお、予備変メタクラ以外の電源設備、１～６号機の主要設備および関連パラメータに異常は確認されておらず、モニタリングポスト指示値に有意な変動は確認されていない。また、
本件によるケガ人は発生していない。
現在、地絡が発生した当該しゃ断器については、開放中で装置は引き抜いた状態になっている。また、断線したケーブルについては、今後修理を検討する。
また、同日午前７時 31 分頃に多核種除去設備の電気品室において火災警報が発生した
が、午前７時 38 分に現場に煙等がないこと当社社員が確認。午前７時 51 分に再度当社社
員による現場確認を実施し、火災および煙の発生がないことおよび多核種除去設備の運転状態に異常がないことを確認。その後、午前８時２分に双葉消防本部へ一般回線にて連絡。その後の調査により、今回発生した地絡との直接的な因果関係が確認されなかったことから、火災報知器単体の故障であると判断。火災報知器については、点検および感知器の交換を実施し、午後２時 27 分に通常状態に復旧。
＊メタクラ：所内高電圧回路に使用する動力用電源盤
・７月 15 日午前７時 18 分頃、発電所構内東側（南放水口付近の海側遮水壁工事を行っている箇所）において、遮水壁工事を行っている作業員が、付近の仮設休憩所の冷房等に使用していた発電機から出火していることを発見し、初期消火を行った。
午前７時 36 分に富岡消防署へ連絡を行い、午前７時 58 分に煙の発生もおさまっていることを確認。その後、午後０時 40 分、現場の確認を行った富岡消防署から、初期消火の状況を踏まえ、午前７時 21 分に鎮火したこと、「その他火災」扱いと判断されたことを確認。本件によるけが人は確認されていない。
・７月 25 日午前８時 50 分頃、構内地下貯水槽 No.1 北東側に設置されている仮設の発電機より発煙していることを協力企業作業員が発見し、消火器による初期消火を実施。これにより、発煙は止まったことを確認。本件について、午前９時 26 分に双葉消防本部へ連絡。
その後、当該発電機から煙が発生した経過について調査した結果、地下貯水槽 No.1 北東側検知孔からポンプを使用し揚水するため、当該仮設発電機を始動したところ、黒煙が発生したため発電機を停止したこと、また、消火器２本にて、初期消火を実施したことにより、発煙が停止したことを確認。燃料および潤滑油に漏れは確認されていない。
なお、富岡消防署より、同日午後０時 10 分に「発電機の発煙事象」と判断された。
・10 月 17 日午前 11 時 30 分頃、西門可搬型モニタリングポストによる測定が停止していることを当社社員が確認。このため、午前 11 時 30 分および午後０時の測定が欠測。その後、午後０時 30 分より代替サーベイによる測定を実施し、欠測前の値と比較して有意な変化はない。原因を調査したところ、データーケーブルのジョイント部が外れている箇所を特定。当該箇所の再接続と、外れ防止対策を施した上で、10 月 21 日午後２時のデータから可搬型モ
ニタリングポストによる測定を再開し、代替サーベイの測定値と比較し異常がなかったことから、同日午後６時のデータから可搬型モニタリングポストによる測定値に戻した。
・11 月 12 日午前５時 23 分頃、構内のＪ４タンクエリアに設置されているエンジン発電機から火の粉が発生していることを、協力企業作業員が発見。このため、速やかにエンジン発電機を停止し、消火器による初期消火を行い、同日午前５時 26 分頃、火の粉の発生が止まっていることを確認。なお、同日午前５時 43 分に双葉消防本部に連絡。プラントデータ（炉注水流量、燃料プール水温等）の異常、モニタリングポスト指示値の有意な変動およびケガ人の発生は確認されていない。その後、富岡消防署による現場の確認結果により、同日午前８時
41 分に「火災ではない」と判断された。
・11 月 29 日午前９時 40 分から午前 10 時 40 分にかけて、発電所西門に設置してあるモニタ
リングカーによる線量率データについて、欠測していることを確認。その後の現場調査において、電源コンセントの接触不良であることを確認。なお、当該モニタリングカーの近傍（約２ｍ）に可搬型モニタリング装置が設置されており、欠測期間において線量率データに有意な変化はない。
【けが人・体調不良者等】
・１月 20 日午後０時 30 分頃、２号機原子炉建屋で全面マスクを着用して除染作業を行っていた作業員が、休憩のために１，２号機サービス建屋休憩所で汚染検査を受けたところ、顔面（頬）および口内が汚染していることを確認。ただちに当該作業員の顔面および口内に付着した放射性物質の除染を行い、同日午後３時 14 分に入退域管理施設での体表面モニタ測定を終えて、福島第一原子力発電所を退域し、Ｊヴィレッジでのホールボディカウンタ（全身測定）＊を受検した。ホールボディカウンタの結果、50 年間に受ける放射線の量は 0.38 mSvと評価され、問題のないことを確認。また、医師による診断（問診）により、異常がないことを確認。当該作業員の顔面および口内に放射性物質が付着した原因は、当該作業員が現場作業において全面マスクのガラス内側が曇ったことから、全面マスク内に指を差し込み、曇りを拭き取ったために起きたものと考えている。
＊ ：体内にある放射性物質を体外から測定する放射能測定装置。
・３月 28 日、固体廃棄物貯蔵庫にある空コンテナ倉庫付近（免震重要棟北側）で、掘削作業中の作業員が土砂の下敷きになったとの情報が午後２時 30 分頃に福島第一原子力発電所
緊急対策本部に入る。その後、土砂の下敷きになった作業員を救出し、入退域管理棟救急
医療室に搬送。なお、本人については意識がなく、心静止の状態。同日午後３時 26 分、救急医療室を救急車により出発し、磐城共立病院に搬送。同日午後５時 22 分、被災された作業員の方について、磐城共立病院にて死亡を確認。なお、当該作業員は、空コンテナ倉庫
北側の基礎杭補修のため、周辺地盤を２ｍ程度掘削し建屋の基礎下でコンクリートのはつり作業を行っていた。その際に、コンクリートと土砂が崩落し、当該作業員が下敷きになったことが判明。また、災害発生の時刻は、同日午後２時 20 分頃であったことを確認し、警察による現場確認を行った。当該死亡災害を受けて、本日（３月 29 日）より定例業務（パトロール、
水処理作業およびウェルポイントの汲み上げ作業等）を除く工事をすべて中止し、安全総点検を実施することとした。今回の災害の発生原因について詳細に調査するとともに、再発防止に努めてまいる。その後、問題がないことを確認できた現場から、順次、作業を再開。
・４月 24 日午前 11 時 13 分頃、発電所構内一般焼却炉建屋において、協力企業作業員が作業中に指を挟み負傷。入退域管理棟救急医療室にて医師の診察を受けたところ、「右手小指末節骨開放骨折」の疑いと診断され、緊急搬送の必要があることから、同日午前 11 時
29 分に救急車を要請、同日午前 11 時 54 分に入退域管理棟救急医療室を急患移送車にて出発し、富岡消防署（救急車待機場所）に向かった。なお、当該作業員に身体汚染はない。５月 16 日、受診した福島労災病院より診断書が発行され「右小指末節骨開放骨折」と診断された。
・５月８日午後４時 18 分頃、増設多核種除去設備設置工事に従事していた作業員が体調不良であることを確認。ただちに入退域管理棟救急医療室にて医師の診察を受けたところ、緊急搬送の必要と判断し、同日午後４時 58 分に救急車を要請。当該作業員に身体汚染は無い。その後、双葉消防によりドクターヘリを要請。
・５月 10 日午前 10 時 35 分頃、発電所構内において、協力企業作業員が作業を終え休憩所に向かう際に、車両のドアに右手薬指を挟み負傷。その後、入退域管理棟救急医療室にて医師の診察を受けたところ、緊急搬送の必要があると判断し、同日午前 11 時 15 分に救急車を要請。同日午後１時に救急車にて福島労災病院に到着。現在、医師の診察中。
・５月 19 日午前 11 時 45 分頃、Ｇ４タンクエリアにおいて、パトロール中の協力企業作業員が転倒し右足を負傷。入退域管理棟救急医療室にて医師の診察を受けたところ、緊急搬送の必要があるため、同日午後０時 49 分に救急車を要請。なお、当該作業員の身体に放射性物質の付着はない。同日午後２時７分に南相馬市立総合病院に到着。現在、医師の診察中。同日、受診した南相馬市立総合病院より診断書が発行され「右下腿骨折」と診断された。
・５月 27 日午前 10 時 33 分頃、Ｂ北エリアにおいて、協力企業作業員が汚染水タンク雨水抑制対策工事の作業中に転倒し左膝を負傷。入退域管理棟救急医療室にて医師の診察を受けたところ、緊急搬送の必要があると判断。同日午前 11 時 24 分、救急車を要請。なお、当該作業員に放射性物質の付着はない。同日午後０時 42 分に福島労災病院に到着。同日、受診した福島労災病院より診断書が発行され「左膝外側半月板損傷」と診断された。
・５月 28 日午前 10 時４分頃、入退域管理棟更衣所において体調不良となった協力企業作業員が、救急医療室の医師の診察を受けたが、緊急搬送の必要があると判断されたため、同日午前 10 時 29 分にドクターヘリを要請。なお、当該作業員に放射性物質の付着はない。
同日午前 11 時 22 分に福島県立医科大学附属病院に向け搬送、同日午後０時に到着。現
在、医師の治療中。
・６月６日午前 11 時頃、構内登録センター２階において、協力企業作業員が資材片づけ作
業終了時に、休憩所にて休憩中に体調不良を訴えたことから、入退域管理棟救急医療室
にて医師の診察を受けたところ、緊急搬送の必要があるため、同日午前 11 時 51 分に救急車を要請。なお、当該作業員に放射性物質の付着はない。その後、同日午後０時 26 分に急患移送車にて入退域管理棟を出発し、富岡消防署（救急車待機場所）に向かった。同日
午後１時 46 分、搬送先の病院に到着し、診察を受けた結果、持病と判断された。当該作業員については、診察後に帰宅している。
・６月９日午前 11 時 55 分頃、Ｂタンクエリアにおいて配管寸法確認を行っていた作業員が、免震重要棟において汚染検査を受けたところ、顔面および鼻腔内に放射性物質の付着が確認された。ただちに当該作業員の顔面および鼻腔内に付着した放射性物質の除染を行った上で、福島第一原子力発電所を退域し、内部取込みの恐れがあることから、同日午後３時 34 分にＪヴィレッジにてホールボディカウンタ（全身測定）＊を受検。その結果、今後 50年間に受ける放射線の量は 0.51 ミリシーベルトと評価され、記録レベル（２mSv）未満であり、問題のないことを確認。
今回の顔面汚染は、当該作業員が現場作業を行ったゴム手袋を交換せず、全面マスクの装着状況を手直しした際に、全面マスク内部に汚染が入り込んだものと推定。
＊ホールボディカウンタ:体内にある放射性物質を体外から測定する放射能測定装置。
・６月 28 日午前 11 時頃、１号機取水口付近において、協力企業作業員が仮設昇降足場を降りる際に足を滑らせ右足を負傷したため、入退域管理棟救急医療室にて医師の診察を受けたところ、右足関節捻挫と診断され、湿布による処置を行った。当該作業員に放射性物質の付着はない。
その後も痛みが続いたことから、６月 30 日に福島労災病院にて受診し、医師より右足関節
果部骨折と診断された。
・７月 25 日午前 11 時頃、サブドレン集水設備設置工事に従事していた協力企業作業員が体調不良を訴えたことから、入退域管理棟救急医療室にて医師の診察を受けたところ、緊急搬送の必要があると診断されたため、同日午前 11 時 57 分に救急車を要請。
同日午後０時 32 分に救急車にて福島労災病院へ向かった。当該作業員の身体に放射性物質の付着はない。同日午後１時 53 分に福島労災病院に到着。同日、受診した福島労災病院より診断書が発行され「熱中症」と診断された。
・７月 31 日午前９時 13 分頃、福島第一原子力発電所構内で車輌汚染検査・除染作業を実施していた協力企業作業員が、西門研修棟休憩所の身体汚染検査後に倒れたことから、入退域管理棟救急医療室にて医師の診察を受けた。診察の結果、熱中症と診断され、緊急搬送の必要があると判断されたため、同日午前 10 時 45 分に救急車を要請。なお、当該作業員に身体汚染はない。その後、午後０時５分に福島労災病院へ到着。
同病院で診察を受けた結果、持病と診断された。

・７月 31 日午前 11 時 25 分頃、入退域管理棟において、汚染検査を行った協力企業作業員の口周りに汚染が確認された。
その後、鼻腔および口腔に汚染はなく内部取込みはないことを確認。なお、念のためホールボディカウンタを受検したが、結果については前回受検時の値と変わらなかった。
・８月８日午前７時 45 分頃、発電所構外新事務棟エリアにおいて、協力企業作業員（男性）が倒れているのを他の作業員が発見した。倒れていた作業員は作業開始前の打ち合わせに向かうところだった。当該作業員を入退域管理棟救急医療室へ搬送し、医師が診察した結果、心静止状態であり、緊急搬送が必要と判断したため、同日午前８時 10 分に救急車を要請し、午前８時 47 分にいわき市立総合磐城共立病院に救急車にて向かった。その後、午前 10 時
32 分、同病院にて死亡が確認された。
・本日午前 11 時 30 分頃、１号機原子炉建屋１階の不要ケーブルを片付けていた協力企業作
業員が、入退域管理棟での汚染検査において顔面及び鼻腔周りに放射性物質の付着が確認された。内部取込みの可能性があることから、ホールボディカウンターを受検した結果、内部取り込みがないことを確認。
・８月 20 日午前 11 時 40 分頃、作業を終了した協力企業作業員（男性）が入退域管理棟に向かう途中に体調不良を訴えたことから、入退域管理棟救急医療室にて医師の診察を受け、診察の結果、緊急搬送の必要があると診断されたため、午後０時 14 分に救急車を要請。なお、当該作業員に身体汚染はない。午後０時 44 分に急患移送車にて福島第一原子力発
電所を出発し、午後０時 57 分に富岡消防署（救急車待機場所）で、救急車に乗り換えて福島労災病院に向かった。同日午後２時に福島労災病院に到着。医師の診察を受けたところ「突発性熱中症」と診断。その後、点滴の処置を受け回復したため帰宅。
・９月６日午前 10 時 50 分頃、福島第一原子力発電所構内で作業をしていた協力企業作業員（男性）が体調不良を訴え、入退域管理棟救急医療室に入室。医師による診察の結果、緊急搬送の必要があると判断されたため、同日午前 11 時 18 分にドクターヘリを要請し、午前 11 時 52 分、救急車にて福島第一原子力発電所からドクターヘリの待ち合わせ場所へ出発。午後０時 15 分にドクターヘリにて、いわき市立総合磐城共立病院へ出発。
・９月 23 日午前中、高性能多核種除去設備工事に従事していた作業員が体調不良を訴えた
ため、登録センター休憩所において休憩後、体調が回復したため退構したが、帰宅中に再度体調不良を訴えたため、救急車で近隣の病院へ向かい、午後２時に到着し診察を受けた。診察の結果、更に検査が必要と判断されたため、午後２時 55 分にいわき市立総合
磐城共立病院へ向かい搬送。その後、同病院にて診察を受け、１週間程度の入院が必要という診断結果が出た。今回の診断内容については、作業との因果関係は不明だが、現在得られている当日の作業内容、累積線量、作業期間から判断して、放射線被ばくとの関連性は極めて低いと考えられる。
・９月 30 日午前８時 26 分頃、所内の電源設備（共用プールＭ／Ｃ＊）において、地絡警報（共用プールＭ／Ｃ（Ｂ）母線地絡、共用プール低圧電源系（Ｂ）異常）が発生。同日午前８時 38 分頃、共用プール電源系の電圧が正常であること、共用プール冷却に異常がないことを確認。また、１～４号機主要パラメータおよび、モニタリングポスト指示値に有意な変動は確認されていない。同日８時 59 分、共用プール電源設備に異常が無いことを確認し、「共用プールＭ／Ｃ（Ｂ）母線地絡」、「共用プール低圧電源系（Ｂ）異常」の警報をリセット。
また、１～４号機のプラント設備においても異常は確認されていない。

調査の結果、所内共通Ｍ／Ｃ２Ｂの電源系統に接続された新事務棟の電源設備で、協力
企業作業員の感電事故が発生したことに起因して、瞬時発生した警報であることが分かった。また、今回の事故に伴い新事務棟が停電していたが、同日午後３時 18 分に電源復旧した。
＊Ｍ／Ｃ（メタクラ）：所内高電圧回路に使用する動力用電源盤
・９月 30 日午前８時 30 分頃、新事務棟において、電気関係作業を行っていた協力企業作業員が感電したとの連絡が緊急時対策本部に入ったことから、同日午前８時 32 分に救急車を要請。感電した協力企業作業員は意識があり、構内の救急医療室にて心電図検査を実施して異常がないことを確認。同日午前９時 22 分に救急車にて、いわき市立総合磐城共立病院に搬送。病院にて治療を受けており、数日間入院することとなった。なお、今回の事故については、同日午後４時 10 分に電気関係報告規則第３条第１項第１号「感電又は破損事故若しくは電気工作物の誤操作若しくは電気工作物を操作しないことにより人が死傷した事故（死亡又は病院若しくは診療所に治療のため入院した場合に限る）」に該当すると判断。10 月 11 日、同病院より「電撃症」との診断書が発行され、約１ヶ月程度の加療を要する見込み。
・10 月 17 日午後１時 30 分頃、港湾内海底土被覆工事において、協力企業作業員（男性）が作業中に右手小指の指先を切断。午後２時に入退域管理棟救急医療室に入室し医師の診察を受けたところ、緊急搬送の必要があると判断し、午後２時 34 分に救急車を要請した。なお、当該作業員に身体汚染はなかった。その後、午後２時 47 分に急患移送車にて
福島第一原子力発電所を出発し、富岡消防署（救急車待機場所）で、救急車に乗り換えていわき市立総合磐城共立病院に搬送。医師による診察の結果、「右小指切断」と診断された。今後、約１ヶ月程度の通院を要する見込み。
・11 月７日午前 11 時 23 分頃、発電所構内Ｊ２タンクエリアにおいて、タンク建設工事中に鋼材が落下し、作業員３名が負傷し、そのうち作業員１名に意識がないとの連絡が緊急時対策本部に入った。これを受けて、11 時 35 分に救急車を要請。負傷者３名のうち重傷者を除く２名については、午後０時 33 分に福島第一原子力発電所を出発し、その後楢葉町にて消防防災ヘリに乗り換え、いわき市立総合磐城共立病院へ向かった。負傷者１名については、
救急医療室にてドクターヘリの医師による処置を行った後、午後０時 51 分に救急医療室を退室し、ドクターヘリにて福島県立医科大学へ搬送。なお、当該作業員３名に身体汚染はありません。
・11 月７日午前 11 時 23 分頃、発電所構内Ｊ２タンクエリアにおいて、タンク建設工事中に鋼材が落下し、作業員３名が負傷し、そのうち作業員１名に意識がないとの連絡が緊急時対策本部に入った。これを受けて、11 時 35 分に救急車を要請。負傷者３名のうち重傷者を除く２名については、午後０時 33 分に福島第一原子力発電所を出発し、その後楢葉町にて消防防災ヘリに乗り換え、いわき市立総合磐城共立病院へ向かった。負傷者１名については、福島第一原子力発電所入退域管理棟救急医療室にてドクターヘリの医師による処置を行った後、午後０時 51 分に救急医療室を退室し、ドクターヘリにて福島県立医科大学へ搬送。なお、当該作業員３名に身体汚染はない。
ドクターヘリにて福島県立医科大学に搬送した重傷者については、救急医療室の医師により頸椎損傷の疑いありと診察を受けており、現在も福島県立医科大学において医師の診察、治療を継続。

消防防災ヘリにていわき市立総合磐城共立病院に向かった負傷者２名については、１名が救急医療室の医師により右足骨折の疑いありとの診察を受けており、現在もいわき市
立総合磐城共立病院にて医師の診察、治療を継続。
また、もう１名の負傷者については、救急医療室の医師により両足下腿部擦過傷および両足打撲との診察を受けており、いわき市立総合磐城共立病院の医師による診察も終えて帰宅。
なお、鋼鉄製のガイドレールが落下した現場周辺を確認した結果、汚染水タンク、配管、堰等の設備に影響を与えるような異常はなかった。
【その他】
・低気圧による荒天が予想されることから、物揚場復旧工事に使用しているクレーン船を取水
路開渠内に待避させるため、２月８日午前８時 45 分から午前９時 15 分にかけて、１～４号取水口付近に設置したシルトフェンスの開閉を実施。クレーン船を物揚場に戻すため、３月１日午後０時５分から午後０時 30 分にかけて、１～４号取水口付近に設置したシルトフェンスの開閉を実施。
・３月５日午前８時 30 分頃、正門において、トラックに乗車した協力企業作業員が、警報付ポ
ケット線量計（ＡＰＤ）を装着せずに、正門を通過したことを確認。当該作業員は午前９時 35分頃に正門から退域。当該作業員は、正門のＡＰＤ貸出所にて作業件名コード（ＷＩＤ）(＊)の不携帯により、ＡＰＤを借りることができなかったが、車両をＵターンさせるスペースが無かったために発電所構内に進行し、そのまま登録センターに向かったことが判明。また、警備員によるＡＰＤの装着確認が行われていなかったことも判明。なお、当該作業員のＡＰＤ未装着時の被ばく線量は約２μＳｖと推定。対策として、今後は車両で入構する運転手のＡＰ
Ｄの装着確認を徹底する。
＊作業ごとの被ばく線量を管理するため、作業前にＡＰＤに作業件名などの情報を入力している。
・３月６日午前７時 56 分頃、乾式キャスク仮保管設備に保管しているキャスク１基において、「蓋間圧力異常」の警報が発生。当該キャスクに設置してある２つの圧力計のうち、１つは正常な値を示しており、もう１つは異常な変動を示していることを確認。また、現場確認したとこ
ろ、キャスクの外観に異常は確認されていない。２台ある当該キャスク圧力検出器の内の１台（No.1 検出器）の指示値が、255～280kPa(abs)の範囲で安定しておらず、警報設定値（294kPa(abs)）を下回っていることを確認。同日午前８時 40 分、当該キャスク仮保管設備用
門型クレーンを停止したところ、No.1 検出器指示値（通常値（330kPa(abs)））は 335kPa(abs)に復帰し、安定状態となった。また、No.2 検出器の指示値については、333kPa(abs)であった。今後、当該キャスク圧力検出器の点検を行う。なお、午前８時 10 分現在において、モニ
タリングポスト指示値の有意な変動は確認されていない。
圧力検出器（No.1 検出器）の点検を実施した結果、異常は確認されていない。また、簡易圧力計にて蓋間圧力を確認したところ、約 330 kPa(abs)であり、当該 No.1 検出器の復帰後指示値と同レベル。上記点検結果とキャスク仮保管設備用門型クレーン停止時に当該 No.1
検出器指示が正常に戻ったことから、当該門型クレーン動作によるノイズの影響により警報が発生したものと推定。今後、当該 No.1 検出器のノイズ低減対策の検討を行う予定。
・３月 11 日、海側遮水壁工事（港湾内）における遮水壁内側の埋め立てにより、２－３号機間に設置したシルトフェンスが不要となることから、撤去を実施。

・３月 12 日、海側遮水壁工事（港湾内）における遮水壁内側の埋め立てにより、３号機前面に設置したシルトフェンスが不要となることから、撤去を実施。
・３月 14 日午後１時 35 分から、共用プール西側において、凍土遮水壁の実証試験（凍結試験）を開始。
・平成 24 年 10 月 19 日に発生した１，２号機超高圧開閉所の周辺における雑草の火災について、推定原因と対策を以下の通り取りまとめた。
【推定原因】
平成 24 年 10 月 10 日の除草作業において、草刈り機で光波レーザー測量計用電源ケーブ
ルを切断したが、切断時は発火せず、その後の湿潤と乾燥の繰り返し等の影響で、同年 10
月 19 日にトラッキング（絶縁物の沿面放電）による短絡、またはケーブル端部接触による短絡により発火したものと推定した。
【対策】①発電所敷地内に敷設された 100Ｖ以上の電源ケーブルは、保護管（エフレックス管）で保護し、ケーブル施設標識を設置した。また、未使用の 100Ｖ以上の電源ケーブルについては元電源を「切」にした。
②草刈り機による除草作業を行う際は、除草エリアを所内周知し、関係箇所に電源ケーブ
ル、エフレックス管等の敷設情報の提供を求める等の対策を実施する。
・４月２日午前８時 46 分頃、南米西部（南緯 19.8 度、西経 70.8 度）でマグニチュード 8.2（推定）の地震が発生。これに伴い、４月３日午前３時に気象庁より、福島県沿岸部に『津波注意報』が発令。発電所海側沿岸部の作業については実施していないことを事前に確認しているが、念のため同日午前３時３分に発電所構内一斉放送にて、高台待避を指示。
その後、４月３日午後６時、『津波注意報』が解除されたことから、午後６時 12 分に発電所構内一斉放送にて高台待避指示を解除。なお、津波注意報発令期間における当発電所沿岸の津波は、目視では確認できない程度の高さだった。また、プラントパラメータおよびモニタ
リングポスト指示値についても有意な変動は確認されていない。
・海水核種分析結果（沿岸：採取日 ４月４日）における福島第一原子力発電所５，６号機放水口北側については、セシウム 134 が前回値（４月２日採取）の検出限界値未満（検出限界値 0.66 Bq/L）から 8.7 Bq/L に、セシウム 137 が前回値（４月２日採取）の 0.66 Bq/L から 22
Bq/L に上昇。また、福島第一南放水口付近については、セシウム 137 が前回値（４月２日採取）の 0.89 Bq/L から 12 Bq/L に上昇。
また、港湾内海水核種分析結果（採取日 ４月４日）における福島第一原子力発電所３号機
スクリーン海水のセシウム 137 が前回値（４月２日採取）の 29 Bq/L から 290 Bq/L に、４号機
スクリーン海水（シルトフェンス内側）のセシウム 134 が前回値（４月２日採取）の 10 Bq/L から
210 Bq/L、セシウム 137 が前回値（４月２日採取）の 25 Bq/L から 560 Bq/L となり、いずれも前回値の 10 倍以上に上昇。原因としてはいずれも、４月４日朝方の強い降雨の影響により、福島第一原子力発電所構内外の汚染土壌が海に流れ込んだ影響と推定。
海水核種分析結果（沿岸：採取日 ４月５日）における福島第一原子力発電所５，６号機放水口北側については、セシウム 134 が前回値（４月４日採取）の 8.7 Bq/L から検出限界値未満（検出限界値 0.84 Bq/L）に、セシウム 137 が前回値（４月４日採取）の 22 Bq/L から 1.1
Bq/L に低下。また、福島第一南放水口付近については、セシウム 137 が前回値（４月４日採取）の 12 Bq/L から 0.82 Bq/L に低下。
また、港湾内海水核種分析結果（採取日 ４月５日）における福島第一原子力発電所３号機
スクリーン海水のセシウム 137 が前回値（４月４日採取）の 290 Bq/L から 39 Bq/L に、４号機
スクリーン海水（シルトフェンス内側）のセシウム 134 が前回値（４月４日採取）の 210 Bq/L から 11 Bq/L、セシウム 137 が前回値（４月４日採取）の 560 Bq/L から 46 Bq/L となり、いずれも前回値の 10 分の１程度まで低下。
・４月 13 日午後６時 16 分頃、福島県沖を震源とする地震（M4.9）が発生。（楢葉町：震度４、富岡町：震度３、大熊町：震度２）
地震発生後の福島第一原子力発電所における以下の設備に異常はなく、けが人も確認されていない。
・１～６号機主要パラメータ：異常なし
・原子炉注水設備（１～３号機）：異常なし
・原子炉停止時冷却系設備（５，６号機）：異常なし
・使用済燃料プール冷却設備（１～６号機）：異常なし
・共用プール冷却浄化系：異常なし
・窒素ガス封入設備（１～３号機）：異常なし
・格納容器ガス管理システム（１～３号機）：異常なし
・水処理設備（多核種除去設備含む）：異常なし
・滞留水移送設備：異常なし
・電源設備：異常なし
・モニタリングポスト：異常なし
なお、観測された地震計の最大数値は以下のとおり。
水平：4.1 ガル（６号機）、垂直：4.4 ガル（６号機）
・４月 21 日午後１時 20 分頃、Ｊ１タンクエリアにおいて作業を実施していたクレーン車が、旋回中に構内配電線の電線と接触して断線させた。修理のため同日午後３時 46 分に、当該配電線の電源を停止。これにより、モニタリングポスト No.７，８およびＰＨＳのバックアップ用電源、駐車場照明電源が停電。モニタリングポストの電源は常用電源から供給されており、測定に影響はなく、また、当該配電線からは、プラント設備（原子炉注水設備、使用済燃料プール冷却設備、水処理設備、滞留水移送設備等）に電源供給しておらず、プラントへの影
響はない。
・５月 12 日午前 10 時 20 分、双葉郡楢葉町にある資材ヤードで使用している 100ｔクレーンが転倒したと連絡が入った。
当該の資材ヤードについては、福島第一原子力発電所構内で使用する資機材等の積み替えに使用している場所。クレーンが倒れた際、オペレーターが割れたガラスで手のひらを切ったが、けがの程度は軽く救急車の要請はしていない。
また、クレーンの燃料に使用している軽油が 200cc 程度漏えいしたとの連絡も受け、本件については、元請会社より双葉警察署（午前 10 時 30 分頃）および双葉消防本部（午前 11 時
16 分頃）へ連絡。
・雑固体廃棄物減容処理建屋北サブドレン水の分析結果については、前回採取した測定結果と比較して有意な変動を確認。測定結果が上昇した原因は、降雨が影響したものと考えられる。今後も引き続き監視を継続する。
＜最新のサンプリング実績＞
雑固体廃棄物減容処理建屋北サブドレン水：６月 10 日採取分・セシウム 134：170 Bq/L（前回は検出限界値（約 10 Bq/L）未満)
・セシウム 137：460 Bq/L（前回は検出限界値（約 20 Bq/L）未満)
・平成 26 年６月 23 日、海側遮水壁工事（港湾内）における遮水壁内側の埋め立てにより、４号機前面に設置したシルトフェンスが不要となったことから、撤去を実施。
・２号機サブドレンにおいて、７月 28 日に採取した水のセシウム 134 の分析値が 450Bq/L〔前回分析値（７月 27 日採取）：43 Bq/L、過去最高値（平成 26 年３月４日採取）：1,400Bq/L〕

に上昇。今後、傾向を監視する。なお、その他の分析結果については、前回と比較して大きな変動はない。
・７月 29 日午後１時 15 分頃、設備パトロールを実施していた当社社員が警報付ポケット線量計（ＡＰＤ）を装着していなかったことがわかった。
その後、富岡労働基準監督署より労働安全衛生法違反＊としての是正勧告書を受領。なお、当該作業員の被ばく線量は、同作業に従事した他の作業員の被ばく線量が 0.14mSv（ＡＰＤ値）であることから同等程度と考えている。今後、ＡＰＤを装着していなかった原因と対策について調査・検討していく。
平成 26 年７月 29 日に発生した当社社員の警報付ポケット線量計（ＡＰＤ）未装着の件については、富岡労働基準監督署から是正勧告書により是正を勧告された事項に関して、８月18 日に是正事項の実施状況を報告。
＜是正事項の実施状況（抜粋）＞・労働者自身がＡＰＤを着用せずに管理区域に立ち入ることがないよう下記事項について周知ならびに実施し、再発防止の徹底を図る。
・労働者は、各種装備品を準備した後、管理区域入域前に、ＡＰＤ着用確認の本人確認（セルフチェック）を目視により、確実に行うこと。
・労働者は、管理区域入域前に、同一作業により出向する他の労働者とＡＰＤ着用確認の相互確認を目視により、確実に行うこと。
［当社監理員ならびに協力企業作業員に対して周知実施：平成 26 年８月１日］
・ＡＰＤ着用確認のための専任監視員が、労働者のＡＰＤ着用確認を確実に実施するために、下記事項について周知ならびに実施し、再発防止を図る。
現場出向者（及び専任監視員）に対してＡＰＤ確認を受けることの重要性の意識付けを行うこと。
・ＡＰＤ未着用防止対策（専任監視員による目視確認、目視ができない場合は触手での確認）の実施に関する表示物を出口付近に掲示する。
・専任監視員がＡＰＤ着用確認をより確実に実施できるよう、確認エリアの改善策として、確認位置を表示物・停止線等を設けて明確にする。
［当社監理員ならびに受託者に対して周知実施：平成 26 年７月 30 日（口頭）８月４日（文書）］＊

労働安全衛生法第 22 条第２号（電離放射線障害防止規則 第９条第１項）１日における外部
被ばくによる線量が１センチメートル線量当量について１ミリシーベルトを超えるおそれのある労働者については、電離則第８条第１項の規定による外部被ばくによる線量の測定の結果を毎日確認していないこと。

・８月 25 日午後４時 25 分頃、３号機タービン建屋１階の北側給水加熱器の付近に設置した漏えい検知器が動作したことを示す警報が発生。詳細に現場を確認した結果、当該漏えい検知器が設置されている付近の配管から漏えいはなく、タービン建屋内の壁および床面全体が結露していた。このため、結露により当該漏えい検知器が動作したものと想定し、検出部の拭き取りを実施したが、警報が復帰しないことから、当該漏えい検知器の誤動作と判断。
・５・６号機№3 重油タンクは、震災当時津波の影響により、容器が変形・破損し内部の重油の一部が流出。現在も当該タンク内部には、約 135 キロリットルの重油が残存していることから、９月２日午前９時 35 分、№3 重油タンクから残油を積載式移動コンテナタンクに回収し、構内の№2 屋外危険物貯蔵所に保管する作業を開始。
・９月２日に開始した５・６号機№3 重油タンクの残油約 135 キロリットルの回収について、９月８日、その大部分をポンプによりタンクドレンラインから積載式移動コンテナタンク（ＩＳＯタンク）に移送を終了。タンクドレンラインから移送できなかったタンク底部の残油については、引き続き回収作業を実施する。
・汚染水処理強化のため、新たに設置を計画したモバイル型ストロンチウム除去装置の設置が完了したことから、９月 23 日午後１時１分よりＲＯ濃縮水を用いた通水試験を開始。
・モバイル型ストロンチウム除去装置については、これまで通水試験を実施していたが、設備や機能に異常がないことが確認されたことから、10 月２日午後２時 46 分に連続運転を開始。
運転後の状態について、漏えい等の異常がないことを確認。
なお、当該装置は、必要に応じフィルタ・吸着塔などの交換や吸着材の補給作業のため、一時的な運転停止を行いながら処理を継続していく。
・10 月 14 日、台風 19 号の降雨の影響により以下の各建屋にて漏えい検知器が動作。
＜４号機タービン建屋＞
・平成 26 年 10 月 14 日午前１時 30 分頃、４号機タービン建屋１階搬入口付近の漏えい検知器が動作。
・現場状況を確認したところ、搬入口より雨水が吹き込んでいること、当該検知器近傍の滞留水移送配管等から漏えいがないことを、同日午前２時８分に確認。
＜２号機タービン建屋＞
・同日午前１時 59 分頃、２号機タービン建屋１階搬入口付近の漏えい検知器が動作。
・現場状況を確認したところ、搬入口より雨水が吹き込んでいること、当該検知器近傍の滞留水移送配管等から漏えいがないことを、同日午前２時 21 分に確認。
＜１号機タービン建屋＞
・同日午前３時７分頃、１号機タービン建屋１階南側電気品室の漏えい検知器が動作。
・現場状況を確認したところ、１号機廃棄物処理建屋入口上部からの水の流入を、同日午前３時 38 分に確認。
＜３号機原子炉建屋＞
・同日午前３時 13 分頃、３号機原子炉建屋１階北東の漏えい検知器が動作。
・現場に設置してあるウェブカメラで確認したところ、原子炉建屋１階西側からの水の流入を、
同日午前３時 30 分に確認。
・ 原子炉圧力容器・原子炉格納容器内の臨界（核分裂反応）を防止する、または未臨界にするために設置している１～３号機のほう酸水注入設備のうち、ほう酸水タンクＡ，Ｂについては、現在アスファルト上に直接設置している。万が一ほう酸水タンクに漏えいが発生した場合、貯蔵しているほう酸水が地下に浸透する可能性があることから、地下への浸透を防止する対策として、当該タンクに隣接するエリアにコンクリート製の堰（耐薬品性の塗料を塗布）を設置。今後、ほう酸水タンクＡ，Ｂを順次、設置した堰内へ移設するが、この移設作業に伴い、ほう酸水タンクＡに貯蔵しているほう酸水を、ほう酸水タンクＢ（予備）に移し替える作業を、10 月 15 日午後０時 44 分に開始。ほう酸水の移し替え作業時においては、特定原子力施設の保安第１編第 23 条に定める運転上の制限「ほう酸水タ
ンクの水位及び温度が管理範囲内にあること」を一時的に満足できない状態となることか
ら、特定原子力施設の保安第１編第 32 条第１項（保全作業を実施する場合）を適用し、作業を実施していたが、同日午後３時 30 分に作業が終了。作業終了後、ほう酸水タンクの水位、温度および濃度を測定し、実施計画Ⅲ特定原子力施設の保安第１編第 23 条に定める運転上の制限「ほう酸水タンクの水位及び温度が管理範囲内にあること」を満足していることを確認したことから、同日午後６時 47 分に実施計画Ⅲ特定原子力施設の保安第１編第 32 条第１項（保全作業を実施する場合）の適用を解除。堰内へのほう酸
水タンクＡ，Ｂの移設作業が完了したことから、10 月 15 日にほう酸水タンクＢに移したほう酸水を 11 月 13 日午前 11 時 24 分に特定原子力施設の保安第１編第 32
条第１項（保全作業を実施する場合）を適用し、ほう酸水タンクＡへ戻す作業を開始。同日午後１時 12 分に本作業が終了。作業終了後、ほう酸水タンクの水位、温度および濃度を測定し、実施計画Ⅲ特定原子力施設の保安第１編第 23 条に定める運転上の制限「ほう酸水タンクの水位および温度が管理範囲内にあること」を満足していることを確認したことから、11 月 13 日午後５時 18 分に実施計画Ⅲ特定原子力施設の保安第１編第 32 条第１項（保全作業を実施する場合）の適用を解除。
・汚染水処理設備のうち淡水化装置（ＲＯ）制御盤の改造およびプログラムの変更を行うため、関連する以下の設備を停止または循環待機運転とし、制御盤の改造を 10 月 29 日午前９時
30 分に開始し、10 月 30 日、作業が終了したことから、同日午後３時に制御盤を復旧。制御盤の復旧に伴い、ホット試験中である以下の設備について操作を実施。
＜10 月 30 日＞○多核種除去設備 処理運転状態：（Ａ系）10 月 30 日午後５時 14 分
（Ｂ系）10 月 30 日午後３時 37 分
（Ｃ系）10 月 30 日午後３時 11 分
○増設多核種除去設備 処理運転状態：（Ｂ系）10 月 30 日午後６時 42 分
（Ｃ系）10 月 30 日午後３時 37 分
○高性能多核種除去設備については、引き続きホット試験を実施中。
＜10 月 31 日＞○ 増設多核種除去設備 処理運転状態：（Ａ系）10 月 31 日午後５時 26 分
・11 月２日午前 11 時 36 分、３号機南側連続ダストモニタにおいて、「ダストモニタ高高（警報設定値：1.0×10-4Bq/cm3）」の警報が発生。警報発生時、１号機建屋カバー解体作業および周辺での作業は実施していない。また、当該ダストモニタは、１号機原子炉建屋の風上（集中廃棄物処理施設南側）に設置されている。なお、他のダストモニタおよびモニタリング
ポストの異常は確認されていない。その後、現場で手分析を行った結果、検出限界値未満（1.1×10-５Bq/cm3）であることから、機器の異常と判断したため、今後、当該ダストモニタについて予備品と交換を実施。同日午後３時 15 分、交換した予備品が、正常に動作していることを確認。
・２号機海水配管トレンチについては、トンネル部の閉塞作業が終了したことから、各立坑の水位を変化させトンネル部に水みちがないことを確認するため、12 月 24 日午前 10 時２分か
ら午後０時 31 分まで、２号機立坑Ｃ北および２号機立坑Ａから２号機タービン建屋への滞留
水の移送を実施。

以 上