［異常時通報連絡の公表文（様式１－１）］
伊方３号機 １次冷却材中のよう素濃度の上昇について（第２報：漏えい燃料の特定）Ｒ５.３.23
原子力安全対策推進監
電話番号 089-912-2352［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
発生日時
発生場所
異常の概要
種類

有・
無
[評価レベル － ]Ａ ・ Ｂ ・ Ｃ ・ ＰＰ有・
無放出量
よう素 2.9×10 6 Bq
希ガス 1.4×10 11 Bq
令和４年３月１８日１７時４３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
・核物質防護

［異常の内容］
令和 4 年 3 月 18 日(金曜日)17 時 57 分、四国電力株式会社から、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 伊方発電所 3 号機は通常運転中のところ、令和 4 年 3 月 18 日(金曜日)17 時 43 分に、1 次冷却材中の I-131（よう素 131）濃度が通常の約 3 倍程度に上昇していることを確認した。
２ 今後、監視を強化し、詳細を調査する。
３ なお、現在放射線モニタの値に異常はなく、本事象による環境への放射能の影響はない。
［以上、第１報でお知らせ済み］［異常の原因及び復旧状況］
令和 5 年 3 月 23 日(木曜日)11 時 45 分、四国電力株式会社から、その後の状況等について、次のとおり連絡がありました。
１ その後、監視を強化して運転を継続したが、燃料集合体からの漏えいの可能性が考えられることから、3 号機第 16 回定期事業者検査において燃料集合体全数（157 体）についてシッピング検査を実施した結果、燃料集合体２体に漏えいが認められた。
２ また、その他の燃料集合体については、漏えいがないことを確認した。
３ 漏えいが認められた燃料集合体は、再使用せず、使用済燃料ピットで適切に保管する。また、今回漏えいが認められた燃料集合体は２体とも同タイプであり、他の同タイプの燃料集合体についても、今回の定期事業者検査後の運転期間では使用しないこととした。引き続き当該燃料集合体に関する調査を実施する。
４ なお、本事象発生以降、放射線モニタの値に異常はなく、本事象による周辺環境への放射能の影響はない。
なお、四国電力から報告があった放射能の放出量の詳細については、別紙のとおりで あり、県として、本事象による周辺環境への放射能の影響がないことを確認した。
（ 伊方発電所及び周辺の状況）

１号機
２号機
原子炉の運転状況
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［事象発生時の状況］
廃止措置中
廃止措置中
運転中（出力 104％）・ 停止中
通常値
・
異常値
通常値
・
異常値

（別紙）
伊方発電所からの放射性物質の放出実績と線量評価結果
本事象以降に伊方３号機から放出された放射性物質の放出量は、保安規定に定める年間の放出管理目標値に対し、よう素は1/2,000以下、希ガスは1/2,000以下である。液体中のﾄﾘﾁｳﾑは、放出管理の基準値に対し、1/2程度である。
また、敷地境界で一般公衆へ与える線量は、安全協定に定める年間の努力目標値の1/200以下であり、令和３年度実績と同程度である。
このため、周辺の環境や公衆への影響はない。
【放出実績】
放射性物質の種類

本事象発生以降の放出量※１

年間の至近５年実績
放出管理目標値※２ （平成29～令和３年度）

よう素

2.9×106Bq

7.7×109Bq

検出限界値未満

希ガス

1.4×1011Bq

3.7×1014Bq

検出限界値未満～2.0×108Bq

液体(ﾄﾘﾁｳﾑを除く)

検出限界値未満

3.8×1010Bq

検出限界値未満液体(ﾄﾘﾁｳﾑ)

2.9×1013Bq

5.7×1013Bq

4.4×1012～4.0×1013Bq※１

本事象発生以降に伊方３号機から放出された放出量（通常運転中の放出量を含む。）
よう素：令和５年３月２０日９時３０分現在
希ガス：令和５年３月２３日９時現在
液体(ﾄﾘﾁｳﾑを除く)：令和５年３月２３日９時現在
液体(ﾄﾘﾁｳﾑ)：令和５年２月２８日現在※２ よう素、希ガスおよび液体(ﾄﾘﾁｳﾑを除く)は、放出管理目標値、液体(ﾄﾘﾁｳﾑ)は、放出管理の基準値を示す。これらは伊方発電所から放出する放射性物質の年間の管理目標値または基準値で、周辺環境に影響を及ぼさないことが国の安全審査において確認されている。

【線量評価結果（放出実績から算出した敷地境界での線量）】
放射性物質の種類

本事象発生以降の令和３年度の国の指針に定める 安全協定に定める放出量からの放出量からの線量目標値※４ 努力目標値※５
※３
評価線量
評価線量

よう素

1.6×10-4μSv

希ガス

1.4×10-3μSv

液体

2.5×10-2μSv

合計

2.6×10-2μSv※３0μSv
50μSv/年7μSv/年0μSv
1.8×10-2μSv
1.8×10-2μSv

よう素および希ガスは、年間の標準気象を用いての参考評価。
液体は、３号放水口での当該期間の希釈水量を年間の希釈水量として参考評価。
※４ 発電用軽水炉型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針（旧原子力安全委員会）に示される線量目標値。
原子力発電所では、この線量目標値を達成するための年間の放射性物質の放出量を「放出管理目標値」として発電所毎に定め、この値を超えないように管理しているほか、放射性物質の放出を合理的に達成可能な限り低く抑えるようにしている。
※５ 安全協定において定められた伊方発電所の敷地境界での線量の努力目標値。

（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
内区分
Ａ

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（放射性物質の放出、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○区分Ａ，Ｂ以外の事項

ＰＰ ○核物質防護に影響がある事態
３

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、放射性物質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。

発信年月日
発信者

号 機当(定格出力)

伊方 発 電 所 情 報（お知らせ、第２報）

令和５年

伊方発電所

３月２３日木)

１１時４５分

滝川

１号機

２号機

該

発生時
機 状 況(３号機（８９０ＭＷ）
1.出力 ９２３ ＭＷにて廃止措置中

廃止措置中

2.第

設備トラブル・(通常運転･調整運転･出力上昇･出力降下)中回 定期事業者検査中

人身事故

・

地震・

核物質防護・

その他

１．発生日時： 令和４年３月１８日 １７時４３分
２．場
所： 伊方発電所第３号機 原子炉格納容器内（管理区域内）
３．状
況：
伊方発電所３号機は通常運転中のところ、令和４年３月１８日１７時４３分に、一次冷却材中のＩ－１３１ ※１ 濃度が通常の約３倍程度に上昇して発 生 状 況いることを確認しました。
概要
今後、監視を強化し、詳細を調査することといたします。
なお、現在放射線モニタの値に異常はなく、本事象による環境への放射能の影響はありません。
［第１報にてお知らせ済み］
その後、監視を強化して運転を継続しましたが、燃料集合体からの漏えいの可能性が考えられることから、３号機第１６回定期事業者検査において燃料集合体全数（１５７体）についてシッピング検査※２を実施した結果、燃料集合体２体に漏えいが認められました。また、その他の燃料集合体については、漏えいがないことを確認しました。
漏えいが認められた燃料集合体は、再使用せず、使用済燃料ピットで適切に保管します。また、今回漏えいが認められた燃料集合体は２体とも同タイプであり、他の同タイプの燃料集合体についても、今回の定期事業者検査後の運転期間では使用しないこととしました。引き続き当該燃料集合体に関する調査を実施します。
なお、本事象発生以降、放射線モニタの値に異常はなく、本事象による周辺環境への放射能の影響はありません。
※１ Ｉ－１３１（よう素１３１）：燃料の核分裂で発生する放射性の気体※２ シッピング検査 ：燃料検査ピットに設置されている検査容器内に燃料集合体を１体ずつ入れ、容器内に窒素ガスを送り込み、循環させてガス中の放射能濃度を測定するとともに、容器内の水の放射能濃度を測定して、燃料集合体の漏えいの有無を判定する検査。

運転状況

備考

１号機：廃止措置中
２号機：廃止措置中
３号機：（通常運転・調整運転・出力上昇・出力降下・定検停止）中シッピング検査概要図

分析装置
循環ポンプ
Ｆ
流量計
窒素 供給

ガスサンプラポンプ

水分析

燃料検査ピット

シッピングキャン

燃料集合体

シッピング検査：
燃料検査ピットに設置されている検査容器内に燃料集合体を１体ずつ入れ、容器内に窒素ガスを送り込み、循環させてガス中の放射能濃度を測定するとともに、容器内の水の放射能濃度を測定して、燃料集合体の漏えいの有無を判定する検査。

伊方発電所３号機

漏えい燃料の概要

原子炉格納容器

加圧器
蒸気制御棒
主給水制御弁
タービン
蒸気発生器

一次冷却水

一次冷却水
一次冷却材
ポンプ

燃料発電機

二次冷却
水

復水器

放水路へ
原子炉容器
循環水
ポンプ

浄化装置

冷却水
（海水）

※従来から使用しているタイプ。当社は設計改良を施した信頼性向上燃料への取替を順次進めている。

主給水ポンプ上部ノズル【系統概略図】

上部端栓
燃料棒

コイルばね

支持格子

漏えい燃料装荷位置

ペレット
約 4m
制御棒案内
シンブル

燃料被覆管

下部ノズル

漏えい燃料装荷位置

約 21cm

下部端栓

燃料棒

約 21cm【漏えい燃料装荷位置図】（原子炉上部から見た燃料配置）

燃料集合体【燃料概略図】

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］○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。
格納容器スプレイ冷却器：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]：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]

格納容器スプレイポンプ○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。

緊急時に原子炉に高圧で注水し、燃料を冷却する。
高圧注入ポンプ○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。

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

余熱除去ポンプ
Ｍ取水口

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○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。

雑固体焼却設備
焼却炉
使用済燃料

排ガスファン
フィルタ

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。

伊方３号機

１次冷却材中のよう素濃度の上昇

用語解説〇I－１３１（よう素１３１）
燃料の核分裂で発生する放射性物質。
〇１次冷却材中のよう素濃度
よう素(I)は、ウラン（U）などの燃料が核分裂することにより生成し、燃料被覆管の中に閉じこめられている。運転中定期的に１次冷却材の放射性よう素の濃度を測定し、燃料棒中の放射性物質が１次冷却材中に漏えいしていないかを確認している。
なお、通常時においても、燃料製造時に燃料被覆管の表面に付着したウラン（U）などの核分裂により、よう素等が生成されている。

〇希ガス
通常、発電所から放出される希ガスは主にアルゴン（Ar）であり、１次冷却材中に含まれる空気や、原子炉格納容器内の空気中に含まれるアルゴンが中性子を吸収することにより、放射化したアルゴンが生成される。
なお、燃料棒内では、ウラン（U）などの燃料が核分裂することにより、クリプトン（Kr）、キセノン（Xe）などの放射性希ガスが生成される。

○トリチウム
主に１次冷却材中に添加しているほう素（B）やリチウム（Li）が、 中性子を吸収することで生成される。なお、トリチウム(3H)は水素の仲間（三重水素）で、雨水や海水、水道水など、私たちの身体や自然界の中に広く存在している。

○ベクレル
放射能の量を表す単位。１ベクレルは、１秒間に１個の原子が崩壊し、放射線を放出することを表す。

○シーベルト
人体が放射線を受けた時、その影響の度合いを測るものさしとして使われる単位。

○保安規定
原子力発電所の運転の際に実施すべき事項や、従業員等への保安教育の実施方針など原子力発電所の保安のために必要な事項が定められているもの。

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）
令和4年03月18日（金）（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 17:20 17:30 17:40 17:50 18:00 降雨時 降雨時以外
モニタリングステーション（九町越）31302928264619
モニタリングポスト伊方越
34343433325420
愛 モニタリングポスト湊浦
38373635334625
モニタリングポスト川永田
404041403953
26
媛モニタリングポスト九町
44444342415535
モニタリングポスト大成
27252423224116
県モニタリングポスト豊之浦
383837363453
26
モニタリングポスト加周
4139373634612826242324234218
四 モニタリングステーション
27262525234519
国 モニタリングポストNo.1
電 モニタリングポストNo.2
27262624234416
力 モニタリングポストNo.3
26262523224215㈱ モニタリングポストNo.4
27262524234517(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、原子力規制庁の「平常時モニタリングについて（原子力災害対策指針補足参考資料）」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（令和元年度、令和２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。
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
0.140.01
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）