［異常時通報連絡の公表文（様式１−１）］
伊方２号機ほう酸濃縮液ポンプ（１，２号機共用）のドレン配管接続部からの水漏れについて（第２報）
22．５．12
原子力安全対策推進監(内線 2352)［異常の区分］有・無国への法律に基づく報告対象事象[評価レベル − ]県の公表区分
Ａ ・ Ｂ ・ Ｃ有・
無
外部への放射能の放出・漏えい[漏えい量 − ]発生日時
２２年５月５日１時００分
１号・２号・３号・共用設備
発生場所
異常の概要
管理区域内 ・ 管理区域外
・設備の故障、異常種類
・地震、人身事故、その他［異常の内容］
５月５日(水)１時30分、四国電力(株)から、別紙のとおり、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 通常運転中の伊方２号機で、原子炉補助建屋４階ほう酸濃縮液タンク室（１,２号機共用）内において、液体が漏えい（10cm×1.5m 程度）していることを運転員が発見し、５月５日(水)１時00分、放射線管理員が放射性物質（微量）を含んだ液体であることを確認した。
２ 今後、詳細調査を行う。
３ 本事象によるプラント運転への影響及び環境への放射能の影響はない。
［その後の状況等］
５月６日(木)13時15分、四国電力(株)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 ５月５日(水)２時58分、停止中のほう酸濃縮液ポンプを隔離し、漏えいは停止した。
２ 漏えい量は約１ℓ（放射能量約６１ベクレル）で、全量紙ウエスで回収した。
３ 調査の結果、ほう酸濃縮液ポンプに接続しているドレン配管のフランジ部からの漏えいと確認した。
４ 原子炉停止に必要なほう酸水は、必要水量がほう酸タンクに貯蔵されており、プラント運転への影響はない。
５ 今後、当該部の詳細な点検を実施する。
６ 本事象による作業員の被ばく及び環境への放射能の影響はない。
県としては、１月10日に伊方３号機で同様の事象が発生していることから、四国電力に対し、当時の同型機器の点検方法の適切性も含め、原因等を詳細に調査するよう指導しました。
［以上第１報でお知らせ済み］［復旧状況等］
５月12日(水)16時30分、四国電力(株)から、復旧状況等について、次のとおり連絡がありました。
１ 当該部の点検の結果、ドレン配管フランジ部のボルトの締め付け状態は良好であり、フランジ面にも異常はなかったが、フランジ部をシールするためのガスケットに、厚みの減少が見られたことから、当該ガスケットを取り替えた。
２ その後、ほう酸濃縮液ポンプの確認運転を行い、本日16時20分、漏えいのないことを確認し、通常状態に復旧した。
３ 今後、詳細を調査する。
４ 本事象による作業員の被ばく及び環境への放射能による影響はない。
県としては、八幡浜保健所の職員を伊方発電所に派遣し、復旧状況等を確認しております。
（伊方発電所及び周辺の状況）［事象発生時の状況］

１号機
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
原子炉の運転状況

運転中（出力101％） ・停止中
運転中（出力101％） ・停止中
運転中（出力103％） ・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（経済産業省原子力安全・保安院等）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

ほう酸濃縮液タンク

主給水ポンプ

雑固体焼却設備
焼却炉

ほう酸タンク
ほう酸濃縮液ポンプ

使用済
燃料

ドレン配管接続部
からの漏えい使用済燃料ピット

排ｶﾞｽ
ﾌｨﾙﾀ ﾌｧﾝ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。

伊方発電所 ほう酸濃縮液ポンプ（１，２号機共用）まわり概略系統図

１次冷却系より（抽出ライン）

浄化装置

ほう酸濃縮液タンク２号

１次系純水タンク

ほう酸タンク

体積制御タンク

ほう酸濃縮液ポンプ

ほう酸濃縮液タンク（共用）

ほう酸混合器ほう酸ポンプ１次冷却系へ
（充てんライン）
充てんポンプ

ほう酸濃縮液ポンプ（共用）ドレン弁
当該箇所（１，２号機共用設備）※２号機側に設置

漏えい跡

漏えい跡の拡大ほう酸濃縮液ポンプ
漏えい箇所(下の写真)撮影方向

漏えい箇所

取り替え前のガスケット

取り替え後のガスケット

フランジ部

用語の解説○ ほう酸補給ライン
１次冷却材系統にほう酸水を供給するための系統で、ほう酸タンクから充てんポンプにより１次冷却材系統に補給される。通常は放射性物質が含まれている。

○ほう酸濃縮液タンク
ほう酸濃縮液を貯蔵するためのタンク（ほう酸濃度：２１，０００ｐｐｍ以上）。

○ほう酸濃縮液ポンプ
ほう酸濃縮液タンクからほう酸タンクに、ほう酸濃縮液を移送するためのポンプ。

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22年５月５日(水)
測定値 （シンチレーション検出器）
測定局
時刻
0:40
0:50
1:00
1:10
ﾓﾆﾀﾘﾝｸﾞｽﾃｰｼｮﾝ(九町越)16161716
九町ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄ
2425
2424
愛 湊浦ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄ
1515
1616
媛 伊方越 ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄ
19191919
県 川永田 ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄ
2323
23
22
豊之浦 ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄ
12
12
12
11
加周ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄ
2525
25
25
大成ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄ
21212121
四 ﾓﾆﾀﾘﾝグｽﾃｰｼｮﾝ
1414
1414
国 ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄNo.1
14141414
電 ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄNo.2
13131314
力 ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄNo.312121212㈱ ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄNo.4
13141314※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。

（単位：ﾅﾉグﾚｲ／時）
平常の変動幅の最大値
1:20 降雨時 降雨時以外
16４６１９24４８２５16３７１６19４６２２23５１２７12４３１４25５４３０21３６２２14４１１７14４４１６14４５１６11４６１５13４４１６（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 18、 19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-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-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。