［異常時通報連絡の公表文（様式１−１ ）］
伊方2号機アスファルト固化装置補助蒸気戻り配管からの水漏れについて
19．8．6
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
発生日時
異常の概要

発生場所
種類

有・無[評価レベル −]Ａ ・ Ｂ ・ Ｃ有・
無
[漏えい量−]
１９年 ８月 ６日２時５１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６日(月)３時35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 ８月６日(月)２時51分頃、通常運転中の伊方２号機において、アスファルト固化装置補助蒸気戻り配管から、水が漏れているのを運転員が確認した。
２ 詳細は調査中である。
３ 本事象による環境への放射能の影響はない。
［異常の内容］
その後、四国電力(株)から、○ アスファルト固化装置は、運転停止中である 。（前回使用 ６月29日）○ 水漏れは、建屋外に設置しているアスファルト供給タンク等の保温用補助蒸気の戻り配管の溶接部近傍の貫通穴（横2ｍｍ、縦1ｍｍ）によるものであり、アスファルト固化装置への蒸気の供給を停止したことにより、水漏れは止まった。
○ 当該配管を取替えることとする。
○ 漏えいした水は、放射能を含まないものであり、漏えい量は、約50リットルと推定される。との連絡があった。
県としては､八幡浜保健所の職員を伊方発電所に派遣し、現場の状況等を確認しています。
（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

運転中（出力101％） ・停止中
運転中（出力100％） ・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。

原子炉格納容器
格納容器スプレイ［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。

：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。

放水口
復水ポンプ

○体積制御タンク
１次冷却設備への注水量を調整する。

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

充てんポンプ

主給水ポンプ

補助蒸気
使用済
燃料

○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。

スチームコンバータ

アスファルト固化装置

戻り配管から漏えい
使用済燃料ピット

補助蒸気ドレンタンク

伊方２号機 補助蒸気系統概略図

配管仕様
外径：約３４ｍｍ
肉厚：約３.４ｍｍ
材質：炭素鋼アスファルト固化装置

当該箇所

管理区域外アスファルト貯蔵タンク
アスファルト供給タンク 等（屋外設備）

アスファルト固化装置本体（屋内設備）

スチームコンバータ

廃液蒸発装置 等

空調設備
補助蒸気
ドレンモニタスチームコンバータ

補助蒸気
ドレンタンク
補助蒸気
ドレンポンプ補助蒸気戻り配管

配管貫通部

用語の解説○補助蒸気
補助蒸気は、純水装置、海水淡水化装置、アスファルト固化装置、空調等に使用するための放射能を含まない蒸気。スチームコンバータで、純水を２次系の蒸気で加熱し、発生させる。

○アスファルト固化装置
プラント廃液や洗濯排水等の低レベル放射性廃液を、混和機でアスファルトと混ぜて固化する装置。

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 19 年８月６日(月)測定値（シンチレーション検出器）
2:40
2:50
3:00
１６１６１５２２２２２２１４１４１４１８１９１９２５２５２４１１１２１１２６２５２５２０２０２０１４
１４１４１３１３１４
１３
１２
１２１２１２１２１３１３１３

測定局
時刻
2:30
モニタリングステーション(九町越)１６
愛 九町モニタリングステーション
２２
媛 湊浦モニタリングステーション
１４
県 伊方越モニタリングステーション
１９
川永田モニタリングステーション
２５
豊之浦モニタリングステーション
１２
加周モニタリングステーション
２６
大成モニタリングステーション
２０
四 モニタリングステーション
１４
国 モニタリングステーションNo.1
１３
電 モニタリングステーションNo.2
１３
力 モニタリングステーションNo.3
１１㈱ モニタリングステーションNo.4
１３※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
3:10
降雨時
降雨時以外
１６４１１８２２４６２４
１４３５
１６
１９４１２１２４４６２６１２３９１３２５４３２３２０３６２３１４３９１６１３４１１６１３４１１５１２４２１４１３４１１６（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１ ５ 、１ ６ 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。