資料１－１

伊⽅３号機の再起動の状況について

平成２８年８⽉１７⽇
四国電⼒株式会社

⽬ 次¾ １．申請及び審査の状況¾ ２．重⼤事故対応訓練¾ ３．教育・訓練状況¾ ４．⻑期停⽌を踏まえた点検事項¾ ５．１次冷却材ポンプの第３シール部のリークオフ流量増加について¾ ６．おわりに

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１．申請及び審査の状況○ 伊⽅発電所３号機は、今⽉１２⽇に原⼦炉を起動し、１５⽇に送電を開始しました。現在、２２⽇の定格出⼒運転開始を⽬指し、出⼒を徐々に上昇させています。
項⽬

３⽉

４⽉

５⽉

６⽉

▼ ⼯事計画認可(3/23)
全体⼯程

７⽉

８⽉

▼ 原⼦炉起動(8/12)▼ 燃料装荷(6/24〜27) ▼ 送電開始(8/15)▽定格出⼒運転(8/22)
営業運転開始 ▽▼ 使⽤前検査申請(3/25)

構造・強度に係る検査

ハード
⾯①使⽤前検査機能・性能に係る検査
２号検査
燃料を装荷した状態で実施する検査
総合的な性能を確認する検査②施設定期検査
③保安検査
（定期）
ソフト
⾯

施設定期検査施設定期検査定期の保安検査（年４回：運転停⽌中も実施）
第1回保安検査
燃料の取替に係る操作④保安検査（安全確保上重要な⾏為等の検査）

９⽉

重⼤事故対応訓練
ミッドループ運転に係る操作
原⼦炉起動に係る操作

２．重⼤事故対応訓練（現場シーケンス訓練）

3○ 重⼤事故等対処設備を⽤いた安全対策が有効であることを確認するため、重⼤事故対応訓練にて、
１．１次冷却材管が破断し、冷却⽔の⼤規模漏えいが発⽣
２．既設の安全設備が機能せず、原⼦炉への安全注⼊・格納容器への冷却⽔のスプレイができない（電源も喪失）
３．燃料への冷却⽔供給が途絶えるため、燃料が溶融するといった状態を想定した上で、重⼤事故等対処設備を⽤いた対応が所定の時間内に完了し、原⼦炉格納容器は損傷せず、事故を収束できることを確認しています。（対応要領は社内規定にて適切に整備されています。）
主な対応①重⼤事故等対処設備である空冷式⾮常⽤発電装置から電源を供給②格納容器代替スプレイポンプを起動し、格納容器内に冷却⽔をスプレイすることで格納容器内の圧⼒を下げると共に、溶融した燃料が落下する場所に冷却⽔を供給③アニュラス排気ファンを起動し、放射性物質の⼤気放出を⼤幅に抑制④スプレイ⽔が枯渇する事のないよう、燃料取替⽤⽔タンク内⽔がなくなる
前に、海⽔を⽤いたスプレイ⽔の供給システムを構築⑤格納容器内空気の⻑期的な冷却のため、海⽔を利⽤した格納容器内空気の冷却システムを構築

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２．重⼤事故対応訓練（現場シーケンス訓練）○ 原⼦⼒規制庁⽴会いのもと実施した訓練の結果、いずれも所定の時間内に作業は完了しています。今後も訓練等を継続して実施し、事故対応⼒の向上に努めてまいります。
対応制限時間
(事故発⽣から)

訓練結果（実績時間）

制限時間の根拠②代替格納容器スプレイ
ポンプを⽤いた格納容器スプレイ※１４９分

３８分

溶融炉⼼・コンクリート相互作⽤防⽌のために炉⼼溶融から30分以内に対応できること。
（原⼦炉格納容器圧⼒の上昇、⽔素の発⽣量を考慮）③アニュラス排気ファンを⽤いた空気浄化※１

６０分

４７分

現場作業員等の被ばく低減のため、Cs-137の⼤気への放出量評価を考慮した時間（約60分）までに対応できること。

④中型ポンプ⾞等を⽤いたスプレイ⽔源の確保※２

１２時間

５時間３４分

燃料取替⽤⽔タンクの⽔が枯渇する時間（約12時間）までに対応ができること。

⑤格納容器再循環ユ
ニットを⽤いた格納容
器内空気の冷却※２

２４時間

９時間０２分⻑期的な格納容器内冷却機能維持の観点から24時間までに対応できること。

※１ 空冷式⾮常⽤発電装置からの電源供給を含む。
※２ 当初の訓練（７⽉１４，１５⽇）において、体調不調により訓練が⼀時中断したことから、作業⼿順等を⾒直し、それに基づき再訓練を実施し、改善内容が有効であることを確認（７⽉１９⽇） 。

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２．重⼤事故対応訓練（習熟度の向上）
現場シーケンス訓練後に出された社外関係者からの指摘事項及び社内での検討結果を踏まえ、より⼀層の習熟度向上が必要であるとの結論に⾄ったことから、優先度に応じて以下の改善と対応を⾏っていく。
対応時期

対応内容
対応手順（固縛ベルトの切断）や装備品の見直し（不要な工具類を身に着けない）等の改善事項を社内規定に反映。その改善事項の周知や教育を実施。

短期的対応（喫緊の課題として取り組むべき事項）

上記を踏まえた個別訓練の実施（原子炉起動以降は、本訓練受講者を緊急時対応要員として宿直可能とする）。
訓練状況の現場観察による再改善事項の抽出とその後の訓練への反映。
全体訓練による習熟度向上の検証（訓練実施者から要員を選定）。

中期的対応（より確実に事故収束を図るため取り組むべき事項）

作業着の仕様、休憩用の資機材等の改善ならびに人的負担を軽減させるための設備改善。
猛暑、暴風雨、竜巻等、自然環境を想定した机上シミュレーション訓練の検討・実施。
シナリオ非提示型で事象発生を取り入れた訓練の実施。
電力が実施する訓練の他、異業種の訓練の視察。

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３．教育・訓練状況（プラントの運転・保守等に係る教育訓練）【若年層社員の技術⼒向上】○２次系系統・設備の通⽔・通気において、機器の運転状況の確認及び操作等を経験することによる現場対応⼒の習熟。
○現場⽴会における着眼点や、⽔質分析要領等について、ベテラン社員による現場教育による技術⼒の向上。
【プラント起動・停⽌シミュレータ訓練】[基本操作訓練]○運転員に求められる訓練として、チーム連携の維持向上を⽬的とした「チーム連携訓練」及び技術・技能の向上を⽬的とした「階層別訓練」を毎年実施。
○特に、若年層に対しては、ベテランに⽐べて、対象レベルを細かく分け、基本に重点を置き、回数、⽇数とも⼿厚い訓練を実施。
○定期的な⼈事異動後は、チームワークの維持向上のため、メンバー変更後の早い時期にチーム連携訓練を実施。
[再稼働対応訓練]○再稼働に向け、起動操作等の繰り返し訓練に加えて、起動⼯程において操作を担当する運転直が確定した時点で、当該操作の訓練を実施。
対象者

全運転員
(直単位)

訓練内容

⽇数

【起動⼯程確定前】
再稼働に備えた起動操作、定熱運転についての技能向上訓練○事前訓練
・起動操作：起動操作の確認及び役割分担
・H28.3実施
過去の起動時等の不具合への対応訓練
直単位で全運転員：２⽇(14時間)
起動中のプラント状態監視の強化訓練（発電⽇誌の採取）
・H28.6実施
・定熱運転：プラント監視の強化訓練（発電⽇誌の採取）
直単位で全運転員：１⽇(７時間)
主要操作の確認（ｽﾃﾑﾌﾘｰﾃｽﾄ、復⽔器逆洗、保安装置ﾃｽﾄ）【起動⼯程確定後】・直単位で起動操作の確認、過去の不具合の対応、定熱運転後の監視及び主要操作、起動⼯程が確定した後の各直が担当する操作の直前訓練等を実施。

○起動⼯程確定後訓練
直単位で各直：１⽇(７時間)合計４日（２８時間）

7３．教育・訓練状況（重⼤事故等対応・⼤規模損壊対応に係る教育訓練）【事故対応能⼒の向上】○新たに設置した設備について、確実な運転・操作が可能となるよう、⼿順書の整備、教育の徹底を図るとともに、様々な事態を想定した訓練を継続的に実施し、事故対応能⼒の向上に努めている。

（27年度訓練実績）
種別

教育訓練項⽬個別訓練
・技術的能⼒の対応⼿段を実施するために必要とする⼿順の教育訓練

緊急時対応要員［のべ受講者数］

運転員［のべ受講者数］

約３,３００⼈

約９００⼈

重⼤事故等対応

重⼤事故等対応全般机上教育
・重⼤事故等の内容、基本的な対処⽅法等、知識ベースの理解向上に資する教育
訓練

約３,８００⼈ ＊１

運転員との連携⼿順を含む個別訓練
・現場作業にあたっている発電所災害対策要員が、運転員と連携して⼀連の活動を⾏う教育訓練＊２

発電所災害対策要員を対象とする総合的な訓練・重⼤事故等発⽣時のプラント状況の把握、的確な対応操作の選択等、実施組織及び⽀援組織の実効性等を総合的に確認するための教育訓練

約１８０⼈

⼤規模損壊対応

個別訓練［⼤規模損壊発⽣時特化の対応⼿順］
・⼤規模損壊発⽣時に対応する⼿順及び事故対応⽤の資機材の取り扱い等を習得するための教育訓練
・⼤規模損壊発⽣時に通常の指揮命令系統が機能しない場合等の事態を想定した教育訓練（机上教育及び図上演習）＊１緊急時対応要員と運転員を区別せずに集計＊２重大事故等対応の個別訓練と合わせて実施＊２

約７５０⼈ ＊１

＊２＊１
（副当直⻑以下は机上教育のみ）

8４．⻑期停⽌を踏まえた点検事項（保管管理）【停⽌期間中の保管対策】○ 原⼦炉等１次系系統・設備
・１次冷却系統（ＲＣＳ）は、原⼦炉容器フランジ⾯下まで⽔抜きした状態で保管。保管⽔について、安全系設備（余熱除去系統）の定期試験（１回/⽉）に合わせて⽔質測定による⽔質監視を実施。
・安全系設備については、定期試験による健全性確認、運転中の設備については、振動診断等による状態監視を実施。

○ タービン等２次系系統・設備
・ 腐⾷を抑制する観点から、系統構成、設備の構造等を考慮し、窒素封⼊、乾式（乾燥空気置換等）、湿式（薬品添加）保管のいずれかを適⽤。

【主要系統の保管状態】※：ＲＣＳは、原子炉容器のフランジ面付近まで水抜きのため、蒸気発生器、加圧器は大気中で保管9４．⻑期停⽌を踏まえた点検事項（⻑期停⽌中の保全）【⻑期停⽌中の主な保全（点検）項⽬】○保管状態、停⽌期間を踏まえ、プラント停⽌中における経年劣化状況を評価し、経年劣化が予想される系統・機器、また、再稼働後、次定検まで安定した運転が継続できるよう、点検周期も考慮し選定した系統・機器について、必要な点検を実施している。
設備区分

機械設備
¾ ⾮常⽤ディーゼル発電機（機関分解点検）

主な保全項⽬¾ 海⽔ポンプ､原⼦炉補機冷却⽔ポンプ（分解点検）¾ 原⼦炉補機冷却⽔冷却器（開放点検）

電気設備

計装設備¾ アニュラス排気フィルタ､中央制御 ¾ ⾮常⽤ディーゼル発電機
室⾮常⽤給気フィルタ､ 安全（発電機分解点検）
補機室排気フィルタ¾ 海⽔ポンプ､充てんポンプ､（よう素フィルタ性能検査）
電動補助給⽔ポンプ､原⼦炉補機冷却⽔ポンプ¾ 配管（⾮破壊検査） 等（電動機分解点検）¾ 空気作動弁（分解点検）¾ 安全系の計器（点検・校正） 等¾ 電源設備（分解点検） 等¾ １､２次系弁（分解点検）【保全の結果】○これまでの保全（点検）の結果は、通常の定期検査時の結果と同等であり、⻑期停⽌に起因する・ 機械設備の特異な腐⾷、減⾁・ 電気・計装設備の特性変化等の特異な劣化は認められていない。
○２次系系統について通⽔、蒸気を通気することにより、設備の健全性を確認するとともに、通⽔時の⽔質測定を⾏い、⻑期停⽌の影響がないことを確認している。

■⻑期停⽌中の保全（点検）の実績
ユニット

平成２３年度

平成２４年度プラント運転停止

平成２６年度

平成２７年度

長期停止中の保全実績

第13回定検伊方３号機

平成２５年度

(１回目)

(２回目)

(３回目)

(４回目)
※ ２次系系統・設備健全性確認※

４．⻑期停⽌を踏まえた点検事項（起動前点検）【起動前点検】概要

主な点検項⽬⻑期停⽌後のプラント起動であることを踏まえ、従来にも増して⼊念な点検を実施することとして、本年４⽉１８⽇から約２ヶ⽉をかけて起動前点検を実施。
機械設備

・⾼温・⾼圧系統を構成する安全上重要な機器のガスケット等の取替・ポンプ、換気空調ファン等動的機器の運転状態確認
・安全上重要な系統を構成する弁の分解点検、機能・漏えい試験ならびにタービン主要弁の動作確認

電気・計装設備

・電動弁、空気作動弁、しゃ断器等、再稼働に影響を与える機器や運転停⽌に伴って動作していない機器の動作確認
・変圧器、電動機等の絶縁劣化測定
・制御棒駆動装置の動作確認
・主要な計器類の指⽰値、動作値の確認等、特性試験の実施

プラント全体・メーカによる総点検の実施（追設・改造⼯事に伴う影響評価、制御棒駆動装置動作確認時の健全性確認など）
・総点検時におけるプラントメーカ技術者のウォークダウン【先⾏プラントの反映】
概要

実施項⽬

先⾏プラントの再稼働時に発⽣した事象について分析・評価を⾏い、必要な対応を実施。
九州電⼒
川内発電所

・復⽔器細管からの漏えい事象対応として、復⽔器全⽔室の管群外周部について特殊な⾮破壊試験を実施し健全性を確認済み。

関⻄電⼒
⾼浜発電所

・系統を構成する弁からの漏えい対応として、通⽔操作により漏えい確認ができていない同型弁について分解点検もしくは、弁接合部の締め付け状態を確認済み。
・保護リレー暫定運⽤による原⼦炉⾃動停⽌対応として、電気設備の改造⼯事等を調査し、同様のケースに該当するものはないことを確認済み。

1011５．１次冷却材ポンプの第３シール部のリークオフ流量増加について
１．事象の概要○１次冷却材ポンプの調整運転を実施していたところ、１次冷却材ポンプ３Ｂの第３シールリークオフ流量※が増加するという事象が認められた。
○このため、第３シールのシート状態を改善するための調整作業を⾏ったが、運転状態を改善することができなかったため、当該シールを予備品と取り替えることとした。（７⽉１７⽇プレス発表）※ 第３シールリークオフ流量
１次冷却材ポンプの軸封部は、第１、第２、第３シールの３段で構成されており、１次冷却材の系統⽔は第２シールでシールされる。第３シールは、第２シール下流に供給しているシール部洗浄⽤の純⽔をシールするもので、第３シール出⼝から漏れ出る流量を第３シールリークオフ流量という。なお、第３シールのリークオフ⽔は専⽤の配管を通じて格納容器内のタンクに回収される。

当該箇所

シール面が開いたことによりパージ水が第３シールリークオフに流れ込み、流量が増加

１次冷却材ポンプ主軸【１次冷却系統概略図】【１次冷却材ポンプ構造図】【１次冷却材ポンプ シール部拡⼤図】

12５．１次冷却材ポンプの第３シール部のリークオフ流量増加について
２．点検結果・推定原因○点検の結果、第３シールのシールリングが僅かに傾き、動きが滑らかでないことを確認した。これは、７⽉１２⽇に実施した原⼦炉格納容器の耐圧検査時に、第３シールに通常より⾼い圧⼒がかかったことにより、シール構成部品であるＯリング※の噛み込み等が発⽣し、摩擦⼒が⼤きくなり、シールリングの動きが悪くなったものと考えられる。
○このため、１次冷却材ポンプ３Ｂ起動時に、シールリングが傾いた状態となりシール⾯に隙間ができたことから、シールリークオフ流量が増加したものと推定される。
※ 断⾯が円形の環型をしたゴム製のシール部品
格納容器内雰囲気圧力（耐圧検査圧力）Ｏリング
パージ水圧力Ｏリングに下向きの力が働くＯリングには、耐圧検査による圧⼒が下向きに加わる。
Ｏリングは押し付けられることにより摩擦⼒が増加する。

１次冷却材ポンプ起動時にシールランナーは下向きに移動するが、当該Ｏリング部にて不均⼀に発⽣する摩擦⼒のため、シールリングがランナーの動きに均⼀に追従できず、シールリングが傾いた結果、シール⾯が開いたと考えられる。

シールリング

シール面

原子炉格納容器
耐圧検査時

シールランナー【第３シール部Ｏリング摩擦⼒増メカニズム（イメージ図）】【第３シール部の挙動（イメージ図）】

３．対策○１次冷却材ポンプ３Ｂ及び分解点検の結果３Ｂと同じ傾向がみられた３Ｃの第２及び第３シールを予備品と取り替えるとともに、万全を期すため、同じ構造である３Ａのシールについても同様に取り替えを実施。※○また、原⼦炉格納容器の耐圧検査時には、第３シール前後に差圧がかからないような系統構成とする。
※ 第２シールと第３シールは⼀体型の組⽴品であるため、今回両⽅とも取り替える。

６．おわりに今後におきましても、これまで同様、国の検査に真摯に取り組み、⼯程ありきではなく、安全確保を最優先に進めてまいります。
福島の事故を経験した我々原⼦⼒事業者としては、⼆度とあのような事故を起こしてはならないとの決意のもと、重⼤事故対策や当社独⾃の対策を実施するなど、とりうる対策を⾃主的かつ継続的に進め、今後も安全性・信頼性の向上に向けて不断の努⼒を積み重ね、リスクの低減を図ってまいります。
また、地元の皆さまを中⼼にフェイス・トゥ・フェイスの対話活動を⾏うなど、さまざまな理解活動を通じて、伊⽅発電所の状況などについて、丁寧にご説明を⾏ってまいります。

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