［異常時通報連絡の公表文（様式１−１ ）］
伊方１号機ほう酸回収装置の補助蒸気配管からの蒸気漏れについて（第２報）
17．７．25
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−]
１７年 ７月１０日２１時３０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］
７月10日(日)21時55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 ７月10日(日)21時30分、通常運転中の伊方１号機において、ほう酸回収装置へ供給する補助蒸気の配管から少量の漏えいを確認した。
２ 詳細は、調査中である。
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、四国電力(株)から○ 当該配管を隔離し、漏えいは停止した。
○ 目視点検の結果、微小な貫通穴（約０．５ｍｍ）を１箇所確認した。
○ このため、今後、当該部の配管を切り取り、原因調査を行うとともに、配管を取り替えて復旧する予定である。との連絡があった。
[以上第１報でお知らせ済み]
７月25日(月)15時10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 当該配管を切り出して確認した結果、減肉による貫通穴が既に確認済みの貫通穴近傍にもう１箇所(計２箇所)確認されたため、当該配管を新品に取り替え、７月25日(月)15時00分漏えいのないことを確認し、通常状態に復旧した。
２ 肉厚測定の結果、漏えい箇所周辺以外には減肉は認められなかった。
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。
県としては、八幡浜保健所に復旧状況等を指示しました。
（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100％） ・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。

［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

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○体積制御タンク
１次冷却設備への注水量を調整する。

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。

ほう酸回収装置

高圧給水加熱器

補助蒸気ﾄﾞﾚﾝﾀﾝｸ

ｽﾁｰﾑ
ｺﾝﾊﾞｰﾀ

取水口

Ｍ

ほう酸タンク○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。

低圧給水加熱器補助蒸気
主給水ポンプ

補助蒸気の漏えい

雑固体焼却設備
焼却炉

使用済
燃料

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。

○脱気器
２次冷却水中に溶け込んだ空気を除去する。

配管取替後

配管取替箇所

切り出し配管内面

貫通穴

流れ方向

切り出し配管外面貫通穴(２箇所)

用語解説○ほう酸回収装置
放射能を含む一次冷却水を濃縮し、高濃度のほう酸液と蒸留水に分離する装置。濃縮されたほう酸水は、ほう酸タンクに貯蔵し、原子炉内のほう酸濃度調整に使用する。
補助蒸気は、ほう酸回収装置でほう酸を濃縮するための熱源として使用している。

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17年7月10日(日)
測定値 （シンチレーション検出器）
測定局
時刻
21:10 21:20 21:30 21:40
ﾓﾆﾀﾘﾝｸﾞｽﾃｰｼｮﾝ(九町越)32323129
九町ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄ
36363533
愛 湊浦ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄ
26262524
媛 伊方越 ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄ
30313028
県 川永田 ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄ
37373635
豊之浦 ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄ
27282725
加周ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄ
36373534
大成ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄ
29282827
四 ﾓﾆﾀﾘﾝグｽﾃｰｼｮﾝ
28292724
国 ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄNo.1
28282624電 ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄNo.2
29
29
2825
力 ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄNo.3
27
27
26
24
㈱ ﾓﾆﾀﾘﾝグポｽﾄNo.4
30292825※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
21:50 降雨時 降雨時以外
27
４１１８
31
４３２４
22
３３１６
27
３７２１
33
４２２６
23
３６１５
32
３６２０
26
３５２４
23
３７１６
23
４１１６23４１１６22４１１５24４０１６（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 13、 14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。