［異常時通報連絡の公表文（様式１－１）］
伊方２号機余熱除去冷却器２Ａ出口配管ベント弁の下流側配管の液体浸透探傷検査による指示確認について
28.９.１
原子力安全対策推進監(内線 2352)［異常の区分］国への法律に基づく報告対象事象
県の公表区分
外部への放射能の放出・漏えい
異常の概要 発生日時
発生場所
種類有・
無[－]
Ａ ・ Ｂ ・ Ｃ有・
無
[漏えい量 － ]２８年８月３１日１５時００分
１号・２号・３号・共用設備
管理区域内 ・ 管理区域外
・設備の故障、異常・地震、人身事故、その他［異常の内容］
８月 31 日(水)15 時 30 分、四国電力(株)から、伊方発電所の異常に係る通報連絡がありました。その概要は、次のとおりです。
１ 定期検査中の伊方発電所２号機において、余熱除去冷却器２Ａ出口配管ベント弁の下流側配管にほう酸と思われる付着物が認められたことから、液体浸透探傷検査を実施したところ、８月 31 日(水)15 時 00 分頃、同配管の溶接部に欠陥指示を保修員が確認した。
２ なお、ほう酸と思われる付着物は拭き取りを実施した。
３ 本事象によるプラントへの影響および環境への放射能の影響はない。
４ 今後、当該箇所の調査を実施する。
［その後の状況］
９月１日(木)12 時 09 分、四国電力(株)から、その後の状況について、次のとおり連絡がありました。
１ その後の調査において付着物の分析をした結果、付着物はほう酸であり、配管内のほう酸水が溶接部の欠陥（ひび割れ）からにじみ出て、乾燥したものと推定した。
２ 付着物の放射能量について測定した結果、約７ベクレルであり、また、付着物の重量から、にじみ出たほう酸水の量は約 10 ミリリットルと推定した。
３ 現在、当該溶接部からの漏えいはない。
４ なお、ベント弁については異常がないことを確認した。
５ 今後、当該溶接部のひび割れの原因について、詳細調査を実施する。
県では、原子力センターの職員を伊方発電所に派遣し、現場の状況等を確認しております。
（伊方発電所及び周辺の状況）
１号機
原子炉の運転状況
２号機
３号機
発電所の排気筒・放水口モニタ値の状況
周辺環境放射線の状況［事故発生時の状況］
運転中（出力％） ・停止中
運転中（出力％） ・停止中
運転中（出力 102％） ・停止中
通常値
・異常値
通常値
・異常値

（参考）
１

国への法律に基づく報告対象事象
核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律に基づき、国（原子力規制委員会原子力規制庁等）に対し、一定レベル以上の事故・故障等を報告することが義務付けられている。
国への法律に基づく報告対象事象に該当すれば、国際原子力機関が定めた評価尺度に基づき、７から評価対象外までの９段階の評価レベルが示されるので、異常の程度を判断する目安となる。評価対象外以下のものについては、安全に関係しない事象とされている。

２

県の公表区分

区分
Ａ内

容○安全協定書第11条第２項第１号から第10号までに掲げる事態（放射能の放出、原子炉の停止、出力抑制を伴う事故・故障、国への報告
対象事象等）○社会的影響が大きくなるおそれがあると認められる事態（大きな地震の発生、救急車の出動要請、異常な音の発生等）○その他特に重要と認められる事態
Ｂ○管理区域内の設備の異常○発電所の運転・管理に関する重要な計器の機能低下、指示値の有意な変化○原子炉施設保安規定の運転上の制限が一時的に満足されないとき○その他重要と認められる事態

Ｃ
３○区分Ａ，Ｂ以外の事項
管理区域内・管理区域外
その場所に立ち入る人の被ばく管理等を適切に実施するため、一定レベル（３月間に１．３ミリシーベルト）を超える被ばくの可能性がある区域を法律で管理区域として定めている。原子炉格納容器内や核燃料、使用済燃料の貯蔵場所、放射能を含む一次冷却水の流れている系統の範囲、液体、気体、固体状の放射性廃棄物を貯蔵、処理廃棄する場所等が管理区域に該当する。
異常発生の場所が管理区域の内か外かによって、異常の程度を判断する目安となる。

伊発信年月日発
当信発 電 所 情（お知らせ）

平成２８年

者

伊方発電所号 機

１号機(定格出力)

方

８月３１日

(水)

報
１５時３０分

門屋２号機（５６６ＭＷ）･３号機（８９０ＭＷ）

該MWにて
平成 28年5月10日 1.出力発生時(通常運転中･調整運転中･出力上昇中･出力降下中)
運転 終 了 （ 第28回状況機定期 検 査中 ）2.第２３回 定期検査中
設備トラブル
１．発生日時：
２．場

８月

・

人身事故

３１日

所：伊方２号機

・

１５時

地震

・

その他

００分頃

原子炉補助建家３階（管理区域内）

発 生 状 況況：
概要 ３．状定期検査中の伊方発電所２号機において、余熱除去冷却器２Ａ出口配管ベント弁の下流側配管にほう酸と思われる付着物が認められたことから、液体浸透探傷検査を実施したところ、本日１５時００分頃、同配管の溶接部に欠陥指示を保修員が確認しました。
なお、ほう酸と思われる付着物は拭き取りを実施しました。
本事象によるプラントへの影響および環境への放射能の影響はありません。
今後、当該箇所の調査を実施します。

運転状況

備

考

１号機：平成２８年５月１０日運転終了（第 28 回定期検査中）
２号機：通常運転中・調整運転中・出力上昇中・出力降下中・定検中
３号機：通常運転中・調整運転中・出力上昇中・出力降下中・定検中

伊発信年月日
発当信

平成２８年

者

伊方発電所

号 機

１号機

(定格出力)

方 発 電 所 情 報（お知らせ、第２報）
９月

１日

(木)

１２時

０９分

門屋２号機（５６６ＭＷ）･３号機（８９０ＭＷ）

該

MWにて
平成 28年5月10日 1.出力発生時(通常運転中･調整運転中･出力上昇中･出力降下中)
運転 終 了 （ 第28回
機 状 況 定期 検 査中 ）2.第２３回 定期検査中
設備トラブル
１．発生日時：
２．場

８月

・人身事故

３１日

所：伊方２号機

１５時・

地震

・

その他

００分頃

原子炉補助建家３階（管理区域内）

発 生 状 況況：概要 ３．状
定期検査中の伊方発電所２号機において、余熱除去冷却器２Ａ出口配管ベント弁の下流側配管にほう酸と思われる付着物が認められたことか
ら、液体浸透探傷検査を実施したところ、８月３１日１５時００分頃、同配管の溶接部に欠陥指示を保修員が確認しました。
なお、ほう酸と思われる付着物は拭き取りを実施しました。
本事象によるプラントへの影響および環境への放射能の影響はありません。
今後、当該箇所の調査を実施します。
【第１報にてお知らせ済み】
その後の調査において付着物の分析をした結果、付着物はほう酸であり、配管内のほう酸水が溶接部の欠陥（ひび割れ）からにじみ出て、乾燥したものと推定されました。
付着物の放射能量について測定した結果、約７ベクレルであり、また、付着物の重量から、にじみ出たほう酸水の量は約１０ミリリットルと推定されました。
現在、当該溶接部からの漏えいはありません。
なお、ベント弁については異常がないことを確認しました。
今後、当該溶接部のひび割れの原因について、詳細調査を実施します。

運転状況

備考

１号機：平成２８年５月１０日運転終了（第 28 回定期検査中）
２号機：通常運転中・調整運転中・出力上昇中・出力降下中・定検中
３号機：通常運転中・調整運転中・出力上昇中・出力降下中・定検中

伊方発電所第２号機余熱除去系統概略図

原子炉格納容器

蒸気発生器Ｂ

蒸気発生器Ａ
加圧器

原子炉容器

余熱除去系統

1次冷却材
ポンプＢ

1次冷却材
ポンプＡ

余熱除去 余熱除去冷却器Ｂ
ポンプＢ

余熱除去ポンプＡ

ベント弁

余熱除去冷却器Ａ

外径約19mm

約1/2周のひび割れ

当該箇所（溶接部）
弁

伊方発電所 基本系統図＜管理区域内＞○燃料取替用水タンク
通常運転中は、非常用炉心冷却設備等の水源として待機し、定期検査時には燃料取替時の水張りに使用する。

［凡例］：原子炉で発生した熱を蒸気発生器に伝える設備（１次冷却設備）[放射性物質を含む]○蒸気発生器
原子炉で温められた高温の水を利用して別の水（２次冷却水）を蒸気に変える。

原子炉格納容器
格納容器スプレイ：緊急時に原子炉等を冷やす設備（非常用炉心冷却設備等）[放射性物質を含む]：１次冷却水の水質・水量を調整する設備（化学体積制御設備）[放射性物質を含む]：蒸気発生器でできた蒸気でタービンをまわし発電する設備（２次冷却設備）[放射性物質を含まない]

緊急時に原子炉格納容器内に注水し、内部を冷却･減圧する。

格納容器ｽﾌﾟﾚｲ冷却器：管理区域（高 圧 タ ービ ン へ ）原子炉格納容器、使用済燃料等の貯蔵、放射性廃棄物の廃棄等の場所であって、その場所の放射線が一定レベル(３月間に1.3ミリシーベルト)を超える恐れのある場所[実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第１条第２項第４号に規定]○原子炉容器
ウラン燃料を核分裂させて、その時に出る熱で水（１次冷却水）を高温にする。

格納容器ｽﾌﾟﾚｲﾎﾟﾝﾌﾟ
緊急時に原子炉に高圧で注水し、燃料を冷却する。

○湿分分離加熱器
高圧タービンを出た蒸気を加熱し、蒸気中の水滴を除去する。

高圧注入ﾎﾟﾝﾌﾟ
緊急時に原子炉に低圧大容量で注水し、燃料を冷却する。また、原子炉停止時の冷却にも使用する。

低圧
タービン

余熱除去冷却器

循環水ポンプ
発電機

余熱除去ﾎﾟﾝﾌﾟ

取水口

Ｍ

高圧タービン○脱塩塔
１次冷却水に溶け込んだイオン状の不純分を除去する。
○体積制御タンク
１次冷却設備への注水量を調整する。

放水口
復水ポンプ

充てんポンプ

２次冷却水を加熱し、熱効率を向上させる。

高圧給水加熱器

主給水ポンプ

発生箇所
使用済
燃料

雑固体焼却設備
焼却炉

排ｶﾞｽ
ﾌｨﾙﾀ ﾌｧﾝ

使用済燃料ピット

管理区域内で使用した清掃用の紙や布等を焼却し、体積を減らす。

○復水器
タービンをまわした蒸気を海水で冷やして水に戻す。

低圧給水加熱器○脱気器
２次冷却水中に溶け込んだ空気を除去する。

下流側配管余熱除去系統配管

ベント弁

発見時の状況

ＰＴ※欠陥指示※ＰＴ：液体浸透探傷検査

液体浸透探傷検査時の状況

用語の解説○余熱除去冷却器
原子炉を停止した後に、炉心から発生する熱を除去・冷却するため、一次冷却水を循環する系統（余熱除去系統）に設置している冷却器であり、冷却用の純水と熱交換して冷却されている。
２号機には、一次冷却水を循環する系統（余熱除去系統）が、Ａ、Ｂの２系統あり、それぞれに１基の余熱除去冷却器がある。

○ベント弁
配管内の空気を抜くための弁。

○液体浸透探傷検査
金属配管等の表面の微小な傷を検査する方法の１つで、あらかじめ浸透液を表面に塗布し、傷に染み込ませた後ふき取り、その上から現像液を塗布することにより、傷を確認する方法である。

周 辺 環 境 放 射 線 調 査 結 果（県環境放射線テレメータ装置により確認）
平成28年8月31日（水）（単位：ナノグレイ／時）
測定値（シンチレーション検出器） 平常の変動幅の最大値
測定局
時刻 14:40 14:50 15:00 15:10 15:20 降雨時 降雨時以外
19
モニタリングステーション（九町越） 17
1717171643
モニタリングポスト伊方越
1718181718
3919
愛 モニタリングポスト九町
2323232324
44
25
モニタリングポスト湊浦
16151616
1634
17
媛
モニタリングポスト川永田
20
21
21
21
21
4425
25
2525
24244827
県 モニタリングポスト豊之浦
モニタリングポスト加周
25262626
2657
29
モニタリングポスト大成
14151515
14
41
17161616
1616
37
18
四 モニタリングステーション
15151515
1540
17
国 モニタリングポストNo.1
電 モニタリングポストNo.2
14141314143916
力 モニタリングポストNo.3
13131313123915㈱ モニタリングポストNo.4
14141414143916(注) 伊方発電所付近に設置しているモニタリングポスト等について記載○ 降雨の状況：有・無○ 伊方発電所の排気筒モニタ等にも異常なかった。

（参考）
1 環境放射線の測定値は、降雨等の気象要因や自然条件の変化等により変動するので、原子力安全委員会の環境放射線モニタリング指針に基づき、測定値を「平常の変動幅」と比較して評価しています。
「平常の変動幅」は、過去２年間（平成25、26年度※）の測定値を統計処理した幅（平均値±標準偏差の３倍）としており、一般に、測定値が「平常の変動幅」の最大値以下であれば、問題のない測定値と判断されます。
※豊之浦局は平成26年２月13日から、加周局は平成26年３月５日から、大成局は平成26年２月24日から局舎の移設を行ったため、移設完了後から平成27年３月までの測定値をもとに算出しています。

2

環境放射線は線量(グレイ)で表されますが、一般的に、これに0.8を乗じて、人の被ばくの程度を表す線量(シーベルト)に換算しています。
例えば、線量率約20ナノグレイ／時の地点では、１年間に約0.14ミリシーベルト（ミリはナノの100万倍を表す）の自然放射線を受けることとなりますが、これは、胃のＸ線検診を１回受けた場合の４分の１程度の量です。
（放射線量の例）
自然放射線

環境放射線による１年間の被ばく線量（例：線量率約20ナノグレイ／時の地点）
約20ナノグレイ／時×24時間×365日×0.8÷1,000,000
0.140

人
工
放
射
線0.1

1100.05

0.66.9

胸のⅩ線集団
検診（１回）

胃のⅩ線集団検診（１回）

胸部Ⅹ線ＣＴ（１回）

100ミリシーベルト

50
放射線業務従事者の年間線量限度（原子炉等規制法）