資料３

伊方発電所３号機第15回定期検査中に連続発生したトラブルに関する報告書

令和２年７月伊方原子力発電所環境安全管理委員会
原 子 力 安 全 専 門 部 会

伊方原子力発電所環境安全管理委員会原子力安全専門部会 名簿

もちづき

てるひと

う ね さ きひろのぶ

部 会 長： 望月

愛媛大学名誉教授（放射線医学）

京都大学複合原子力科学研究所教授（原子炉工学）

京都大学大学院工学研究科教授（地盤工学・岩盤工学）治郎

愛媛大学名誉教授（構造地質学）

ひでお

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（原子炉工学・原子炉安全工学）
安全研究・防災支援部門
原子力緊急時支援・研修センター兼安全研究センター 特命専門職

輝一

部会長代行： 宇根崎 博信

委

きしだ

員： 岸田

たかはし

高橋

なかむら

きよし

潔

じろう

中村

秀夫

むらまつ

けん

村松

もり

森

わたなべ

渡邉

健

しんいちろう

伸一郎

ひでお

英雄

東京都市大学工学部客員教授（原子力安全工学(リスク評価））

愛媛大学大学院理工学研究科准教授（地震工学）

九州大学応用力学研究所准教授（原子炉材料）(注)委員の表記は 50 音順

目 次
はじめに .............................................................................. 1

審議の経緯 ............................................................................ 2１ 伊方発電所第３号機 中央制御室非常用循環系の点検に伴う運転上の制限の逸脱について ..... 3２ 伊方発電所第３号機 原子炉容器上部炉心構造物吊り上げ時の制御棒クラスタ引き上がりについて .......................................................................... 9３ 伊方発電所第３号機 燃料集合体点検時の落下信号の発信について ....................... 16

４ 伊方発電所における所内電源の一時的喪失について .................................. 22

５ 伊方発電所 連続発生したトラブルの総括評価について ................................ 29

審議結果 ............................................................................. 37

参考資料

伊方原子力発電所環境安全管理委員会及び同原子力安全専門部会 委員コメント一覧

はじめに
伊方発電所では、令和元年 12 月 26 日から開始した伊方発電所３号機の第15 回定期検査において、【事象１】令和２年１月６日
伊方発電所第３号機 中央制御室非常用循環系の点検に伴う運転上の制限の逸脱【事象２】令和２年１月 12 日
伊方発電所第３号機 原子炉容器上部炉心構造物吊り上げ時の制御棒クラスタ引き上がり【事象３】令和２年１月 20 日
伊方発電所第３号機 燃料集合体点検時の落下信号の発信【事象４】令和２年１月 25 日
伊方発電所における所内電源の一時的喪失と４件の重大なトラブルが連続して発生した。このため、四国電力株式会社（以下「四国電力」という。）は、１月 25 日から定期検査を中断した上で、愛媛県からの要請も踏まえ、各事象の原因と再発防止策に係る報告書に加えて、一連のトラブルが発生した背景についても調査・分析し、総括評価として取りまとめ、３月 17 日に愛媛県に提出するとともに、原子力規制委員会に対しては、国への報告対象事象である【事象２】のほか、【事象３】及び【事象４】（以下、「３事象」という。）に係る報告書についても参考として提出した。
愛媛県においては、伊方原子力発電所環境安全管理委員会原子力安全専門部会で、各事象の原因究明と再発防止策の妥当性に加え、一連のトラブルが発生した背景にも注目し、実効性ある再発防止策の確実かつ継続的な実施に向けた取組みについて審議を行った。
本報告書は、原子力安全専門部会における審議内容とトラブルの再発防止のため、四国電力に求める事項を取りまとめたものである。

1

審議の経緯原子力安全専門部会においては、２月 18 日、四国電力から各事象の概要と原因究明に係る中間報告を受けた後、３月 17 日に四国電力から愛媛県に提出のあった事象１～４の４件と総括評価の報告書について、６月４日にその内容を聴取するとともに、特に原因究明の妥当性や再発防止策の実効性・有効性等について審議を行った。
その後、７月 16 日に、これまでの原子力安全専門部会における審議内容について整理し、部会報告書として取りまとめた。
一方、国では【事象２】について、２月 12 日及び３月 26 日の原子力規制委員会の事故トラブル事象への対応に関する公開会合における審議等を経て、４月８日の原子力規制委員会において、原因と再発防止策が検証され、四国電力の原因を断定することはできないが調査結果の説明は整合性が取れるものであり、再発防止策は適当として了承された。また、【事象３】及び【事象４】についても、原因と再発防止策の報告がなされ、確認された。
原子力安全専門部会等の開催状況一覧
開催日

会

議

令和２年２月 18 日

原子力安全専門部会

令和２年３月 24 日

環境安全管理委員会

令和２年６月 ４日

原子力安全専門部会

令和２年７月 16 日

原子力安全専門部会

内 容
四国電力から、各事象の概要と原因究明に係る中間報告について聴取
報告書の概要について聴取
四国電力から、報告書の内容について聴取各事象の原因究明と再発防止策及び総括評価の妥当性・実効性等について審議
前回部会における委員意見に対する対応等の説明
部会報告書の取りまとめ（参考）国における検証経緯
開催日
令和２年２月 12 日

会 議
内 容
原子力規制委員会
３事象の概要について報告
事故トラブル事象への ３事象の原因と再発防止策に
令和２年３月 26 日
対応に関する公開会合 ついて報告し、審議等を実施
国への報告対象である【事象２】の原因と再発防止策について検証し、了承されるとともに、ＩＮＥＳ（国際原子力・
放射線事象評価尺度）レベル
令和２年４月 ８日
原子力規制委員会
０の「安全上重要でない事象」と評価【事象３】、【事象４】の原因と再発防止策について報告・
確認
2

１

伊方発電所第３号機 中央制御室非常用循環系の点検に伴う運転上の制限の逸脱について（１）事象概要
四国電力は、原子炉施設の安全機能を確保するため、伊方発電所原子炉施設保安規定（以下「保安規定」という。）において、原子炉施設の運転モード※１に応じ、安全機能を確保するために必要な機器の台数等を「運転上の制限」として定めるとともに、機器の点検・保修のために計画的に運転上の制限外に移行するための措置についても定めている。
四国電力は、伊方発電所３号機の第 15 回定期検査において、１月６日から中央制御室非常用循環系※２の点検を行うため、第 14 回定期検査（平成 29 年 10 月３日～平成 30 年 11 月 28 日）と同様の手順により、保安規定第 84 条に定める運転上の制限である「中央制御室非常用循環系１系統以上が動作可能であること」を満足した状態から、計画的に運転上の制限外に移行しようとしたところ、当直長が計画的に運転上の制限外に移行できる時期ではないと判断し、作業を中止した。
保安規定第 84 条抜粋
３号炉について、次の各号の重大事故等対処設備は、表 84-１で定める事項を
運転上の制限とする。
（16）中央制御室
表 84-17 中央制御室
84-17-１ 居住性の確保及び汚染の持ち込み防止（１）運転上の制限
項
目
運転上の制限中央制御室非常用循環系１系統以上が動作可能である
中央制御室非常用循環系
こと

保安規定第 88 条では、中央制御室非常用循環系の点検のため、運転上の制限外に移行する場合は、原子炉容器内から燃料体を全て取出してあり、かつ使用済燃料
ピットでの照射済燃料※３を移動していない時期に、実施しなければならない旨を定めているが、今回点検のために運転上の制限外に移行しようとした際の原子炉施設
は、原子炉容器内に燃料体が装荷されている運転モード５の状態であった。
保安規定第 88 条抜粋
３ 各課長は、表 88 で定める設備について、保全計画等に基づき定期的に行う点検・保修を実施するため、計画的に運転上の制限外に移行する場合は、同表に定める定検時の措置を実施する。
表 88
点検対象設備
中央制御室非常用給気ファン
中央制御室空調ファン
中央制御室再循環ファン
中央制御室非常用給気フィル
タユニット

第 88 条適用時期

点検時の措置実施頻度
使用済燃料ピットのモード１,２,３,４,
水位がＥＬ31.7 ｍ以 点検前
５,６及び使用済燃料
上および水温が 65℃ その後の１ピットでの照射済燃以下であることを確 週間に１回
料移動中以外認する。
3このため、平成 29 年 10 月５日に実施した前回第 14 回定期検査の中央制御室非常用循環系の点検作業について確認したところ、今回実施しようとしていた原子炉施設が運転モード５の状態において点検作業を実施しており、運転上の制限を満足していない期間があったことを確認した。今回確認された運転上の制限の逸脱に関する保安規定第 84 条及び第 88 条第３項の規定は、平成 25 年７月の新規制基準施行により新たに設けられ、第 14 回定期検査で初めて適用された規定であり、第 13回定期検査までは、原子炉施設の運転モード５における中央制御室非常用循環系の点検作業は適切な作業であった。
なお、当該設備に異常はなく、点検作業期間中は、原子炉容器内は満水を維持しており、使用済燃料ピットでの照射済燃料移動作業も行っておらず、安全は確保されている状態であった。また、本事象による環境への放射能の影響はなかった。

図１-１ 第 14 回定期検査における点検工程※１ 原子炉施設の運転モード
モード

原子炉の運転状態

原子炉容器スタッド
ボルトの状態
全ボルト締付１
出力運転(出力領域中性子束指示値５％超)
２
出力運転(出力領域中性子束指示値５％以下)～
全ボルト締付(停止時)
制御グループバンク全挿入注１による原子炉停止
２
臨界操作のための制御グループバンク引抜操作開始
全ボルト締付(起動時)～出力運転(出力領域中性子束指示値５％以下)
３
１次冷却材温度 177℃以上
全ボルト締付４
１次冷却材温度 93℃超 177℃未満
全ボルト締付５
全ボルト締付１次冷却材温度 93℃以下
６注２
１本以上が緩められている
注１：挿入不能な制御棒を除く。
注２：すべての燃料が原子炉格納容器の外にある場合を除く。
4※２中央制御室非常用循環系
放射性物質が放出されるような重大事故時に、中央制御室への放射性物質の流入を防ぐため、外気を遮断して中央制御室の空気をフィルタを通して循環させる
空調装置。
中央制御室
再循環ファン

中央制御室非常用給気ファン

中央制御室非常用
給気フィルタユニット

中央制御室
空調ユニット

外気取入

中央制御室
空調ファン
中央制御室等：通常時：中央制御室外気遮断時

図１-２ 伊方発電所３号機 中央制御室非常用循環系概略図※３ 照射済燃料
原子炉容器内で使用した実績がある燃料集合体（２）推定原因①作業担当課は、保安規定に関する理解が不足し、記載事項の一部について解釈を誤った状態であった。また、関連する社内規定記載事項についても、十分な確認を行わなかった。
 作業担当課の複数の者が、中央制御室非常用循環系を計画的に運転上の制限外に移行できる時期として保安規定で定めている「モード１，２，
３，４，５，６及び使用済燃料ピットでの照射済燃料移動中以外」を、「モード１，２，３，４，５，６」の時期及び「使用済燃料ピットでの照射済燃料移動中以外」の時期と誤って解釈していた。
 社内規定の伊方発電所３号機原子炉施設停止時保安管理内規には、中央制御室非常用循環系を計画的に運転上の制限外に移行できる時期を記載
した図面を掲載しているが、保安規定を誤って解釈していたことにより、保安規定上問題ない作業計画と思い込んでいたため、当該社内規定の十分な確認を行わなかった。

5

②作業担当課は、関係課長、各主任技術者及び所長への申請の際、申請内容を確認できる資料等を示しておらず、申請を受けた者が確実にチェックできる仕組みが構築できていなかった。
 作業を実施するに当たっては、事前に作業票により、作業計画の承認及び作業実施許可等を受ける必要があるが、作業票に参考資料等を添付していなかった。
③今回の事象に関わった関係者は、「問いかける姿勢」が欠けていたため、掘り下
げた質問を行わず、組織として十分なチェック機能が働いていなかった。
 申請を受けた関係課長及び各主任技術者は、事前に作業担当課が確認していること、所長は、作業担当課長、関係課長及び各主任技術者が確認していることから問題ないと思い込み、承認した。
（３）再発防止策①令和２年１月７日、今回の事象及び保安規定遵守について全所員及び関係会社
作業員に対し、周知徹底を図った。
②計画的に運転上の制限外に移行する場合の運用に関する次の事項を社内規定に反映するとともに、関係者への周知徹底を図った。
 計画的な運転上の制限外への移行に係る適用可能時期を新たに追記する
ことにより、保安規定の解釈を明確化。
 計画の妥当性を明確に確認できるチェックシート（作業票の確認に際して参考となる資料を含んだもの）を作成するとともに、社内関係者に連携の上、確認又は承認を受ける運用。
③技術系所員に対する教育を、次のとおり実施する。
 保安規定が改定された際は、周知に加え、改定内容に関する教育を実施。
 保安規定第 88 条の運用に関する追加の教育を実施。
 重要な社内規定類の確実な確認について、定期的な教育を実施。
④「問いかける姿勢」の定着を確実なものにするため、次の事項を実施する。
 今回の事象を毎年実施している「安全文化の教育」内容に反映すること
により、長期的に「問いかける姿勢」が定着するよう全所員に繰り返し意識付けを実施。
 上記取組みを新規制定する社内規定に定め、安全文化醸成活動に関する計画に反映し、ＰＤＣＡサイクルとして継続的に実施。
 作業担当課が、作業について関係者に確認し、承認又は許可を申請する
ときは、相互にコミュニケーションをとり、お互いに認識不足や解釈の誤りがないことを確認し合える環境となるよう、関係者へ周知。
6

（４）審議内容①保安規定の改定内容の教育保安規定を改定した際に実施する社員教育は、改定内容だけでなく、改定理由についても教育するとともに、双方向のコミュニケーションを取り入れ、教育する側も含めて、参加者全員が様々な角度から議論できる体制としてもらいたい。
【四国電力回答】
保安規定を改定した場合は、従来の周知のみでなく、改定に携わった者が、改定の趣旨も含めて教育することとしており、教育に際しては、双方向のコミュニケー
ションによる互いに学び合える風土の育成にも努めてまいりたい。

②「問いかける姿勢」の醸成「問いかける姿勢」については、社員の意識改革をするとともに、問いかけるべきことを理解しなければ定着しないが、今後どのように取り組んで行くのか。
【四国電力回答】
安全文化を醸成するのは長期的・継続的な取り組みが必要であり、新規制定した社
内規定において、安全文化醸成活動の目標として「問いかける姿勢」も含めた 10 の健全な安全文化の特性を定め、安全文化醸成活動をＰＤＣＡサイクルとして継続的に改善を行いながらしっかりと取り組んでいく。
定型的な取り組みとしては、関係者が出席するスクリーニング会議で 10 の健全な安全文化の特性を毎週唱和することによる「問いかける姿勢」の定着活動を行うとともに、毎年実施している安全文化の教育のテキストに本事象を追加し、繰り返し教育することで「問いかける姿勢」の重要性を認識させていくが、このような教育や日々の業務においては双方向コミュニケーションを工夫しながら取り入れていくことで、より良い活動となることを目指すとともに、互いに自発的に学び合える風土を育むよう努めていく。
以上のように、今後の取り組みに当たっては、形式的にならないように心掛けながら、継続的に取り組んでいくこととしている。

7

③四国電力社員による重要作業の実施
原子炉施設の運転に当たっては、協力会社を含め様々な関係者が作業を実施しているが、安全上重要な作業については、全て、四国電力の社員が携わる体制を整えてもらいたい。
【四国電力回答】
安全上重要な作業については、工程管理も含め、全て、四国電力社員が主体となって実施している。
また、本事象の再発防止策として、社員教育の充実・強化を図り、保安規定の理解促進や「問いかける姿勢」の定着を図るとともに、チェックシートを作成するなど確
実にチェックできる仕組みを構築しており、しっかりと運用していくこととしている。

8

２

伊方発電所第３号機 原子炉容器上部炉心構造物吊り上げ時の制御棒クラスタ引き上がりについて（１）事象概要
伊方発電所３号機の第 15 回定期検査において、令和２年１月 12 日、原子炉からの燃料取出の準備作業として、制御棒クラスタと駆動軸の切り離し ※ １ を行い、原子炉容器の上部炉心構造物を取り外すために 吊り上げていたところ、制御棒クラスタ１体が意図せず、上部炉心構造物とともに引き上げられていることを水中カメラで確認した。
このため、上部炉心構造物を吊り下ろして、当該制御棒の切り離し操作を実施した後、再度、上部炉心構造物を吊り上げ、当該制御棒クラスタが引き上がっていないことを確認し、１月 13 日、上部炉心構造物の取り外しを完了した。
なお、本事象による環境への放射能の影響はなかった。また、燃料取出に備えて、あらかじめ原子炉容器内の１次冷却材のほう素濃度を高めていたことから、未臨界は維持されていた。
四国電力は、１月 15 日、本事象が国への報告事象を定めた実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第 134 条に該当すると判断し、原子力規制委員会に報告した。
※１

燃料取替クレーンを使用し、制御棒クラスタ（４８体）と駆動軸（４８本）
を専用の取り外し工具（１個）を用いて切り離しを行う作業。

図２-１

事象概要図
9

図２-２

制御棒クラスタ切り離し図（２）推定原因①

制御棒クラスタと駆動軸との切り離しを行った後、再結合を防止するため、駆動軸取り外し軸を下降させた際、ロックボタン廻りに付着した堆積物（ススラッジ
挟
ま っ たス ラ ッジ
スラッジラッジ）が位置決めナットと接手の間に挟まり、駆動軸取り外し軸が詰まっ

図２-３

駆動軸取り外し軸の状態た。


制御棒クラスタのスパイダ頭部内（駆動軸との結合部内部）で確認された堆積物を調査した結果、当該堆積物は、駆動軸内表面や１次冷却系統内で生成したマグネタイトが剥離し、堆積したものと推定され、他の制御棒でも確認された。なお、当該制御棒クラスタスパイダ頭部
内の堆積量は約 20 ㏄と推定された。

【 使 用 済燃 料 ピッ ト 内で の撮影 写 真 】

図２-４
10

堆積物調査結果

②

駆動軸取り外し軸を完全に下降させ、接手を押し広げていない①の状態で制スラッジ

御棒クラスタに駆動軸を着座させたこ

接触痕とにより、その後の駆動軸取り外し工
具の切り離し作業に伴う振動で、駆動軸が制御棒クラスタのスパイダ頭部内へ沈み込み、駆動軸接手外面直線部と スラッジ
制御棒クラスタのスパイダ頭部１山目の接触による不完全な結合状態が形成され、上部炉心構造物を吊り上げた際、

着座

図２-５

不完全結合

不完全結合図

制御棒クラスタも引き上がった。


当該制御棒クラスタの外観確認において、スパイダ頭部の円環部上面及び内部テーパ面に接触痕（色調の変化）が確認されるとともに、
当該駆動軸の外観確認の結果、接手外面及び接手内面に今回生じた可能性のある金属光沢を有する接触痕を確認した。
円環部上

テーパ面

赤 色 部 分： 接 触痕

図２-６



制御棒クラスタスパイダ頭部及び駆動軸の接触痕

７ケースの不完全な結合状態について、幾何学的な整合、外観確認結果との整合及び手順との整合の観点で検討した結果、ケース１から
４ ※ ２ については、全ての観点で整合し、不完全な結合状態が形成される可能性があることを確認した。
駆動軸

接手

図２-７

※２

各ケースの概要図

ケース１は仮置き状態で、ケース２～４はスパイダ頭部にそれぞれ１～３山目
位置で、不完全に結合している状態。
11

不完全な結合状態として発生する可能性がある ケース１から３について、駆動軸と制御棒クラスタを部分的に模擬した供試体を用いて引き上げ荷重に係る実証試験を実施した結果、ケース１では引き上げ
荷重は発生せず、また、ケース３では、試験機の計測範囲を超える大きな引き上げ荷重が計測されたため、これらのケースは、意図せず引き上げられたものの、特別な操作を実施することなく自然に切り離された今回の事象とは整合しない結果となった。
ケース２については、制御棒クラスタの水中重量相当の引き上げ荷重が計測されたこと及び接触痕の発生状況から、当該状態で本事象が発生した可能性が高いことを確認した。
なお、ケース４の実証試験については、より引き上げ荷重が小さいと想定されるケース３で代表できるため実施していない。

ロードセル

ロードセル

ロードセル
取付治具
取付治具

取付治具

接手
駆動軸取り外し軸位置決めナット
一体型模擬体駆動軸取り外し軸位置決めナット
一体型模擬体

接手模擬体(1 山 目 の み 模 擬 )スパイダ頭部模擬体(1 山 目 の み 模 擬 )スパイダ頭部模擬体(1 山 目 の み 模 擬 )

取付治具

ケース１

③

接手模擬体
(3 山 目 ま で 模 擬 )スパイダ頭部模擬体(3 山 目 ま で 模 擬 )

取付治具

取付治具

ケース２

図２-８

駆動軸取り外し軸位置決めナット
一体型模擬体ケース３

部分モデルによる実証試験

作業手順書には、駆動軸着座前に駆動軸取り外し軸が正規の位置まで下降したことを確認する手順がなく、駆動軸取り外し軸の詰まりを確認する
ことができなかった。


作業手順書は、駆動軸吊り上げ時の重量及び寸法確認により制御
棒クラスタと駆動軸が切り離されていることを確実に確認できる手順であったが、切り離し確認以降、不完全な結合状態に至る可能性がある駆動軸取り外し軸が下降した際の、駆動軸内の詰まりを確認できる手順とはなっていなかった。
12駆動軸取り外し軸が途中でスタックしていないこと を 確 認 す る た め 、指 示 管（インジケーターロッド）のマーキング位置確認（３）再発防止策①

制御棒クラスタと駆動軸の切り離し後、再結合を防止するために実施す
る駆動軸取り外し軸の下降作業が、堆積物で詰まることなく、確実に完了したことを確かめるため、作業手順書に駆動軸取り外し工具の指示管（インジケーターロッド）のマーキング位置を確認する手順を追加する。

②

さらに、意図しない制御棒の引き上
がりをより確実に防止するため、作業手順書に駆動軸着座後に再度、駆動軸の吊り上げ作業による重量確認等を実
図２-９施する手順を追加する。
③

マーキング位置確認

また、本事象の原因となった堆積物はプラント運転に伴い発生することから、定期検査毎に使用済燃料ピット内において、次サイクルで使用する制御棒クラスタのスパイダ頭部内の状況を確認し、堆積物が確認された場合は除去する。

制御棒クラスタと駆動軸が不完全結合状態でない
こ と を 確 認 す る た め 、駆 動
軸着座後の再度の吊り上げ・重 量 確 認 及 び 工 具 高 さ
の位置計測

図２-10

重量確認および位置計測

13

図２-11

堆積物除去概要

（４）審議内容①スラッジ（マグネタイト）発生のメカニズムの解明と発生量低減に係る要望
推定原因どおりかどうかにかかわらず、再発を防止できる対策であると認められるが、ＰＷＲ（加圧水型原子炉）の安全性向上のためにも、スラッジの発生メカニズム解明や発生量低減について詳細調査を継続的に実施してもらいたい。
【四国電力回答】
本事象の発生メカニズムについては、作業手順、制御棒クラスタのスパイダ
頭部へのスラッジの堆積、駆動軸等の観察等の事実から、不完全結合に至る様々なケースを検討し、実証試験や解析等も実施した上で特定している。また、今回講じることとした再発防止策である重量確認と位置確認により、駆動軸と制御
棒クラスタの結合・切り離しの状態を確実に確認できるため、スラッジの影響の有無にかかわらず、今後、同様事象を確実に防止することができる。
本事象に影響したと推定しているスラッジについては、一次冷却系統の水質や温度等の環境下において、一般的な化学反応により生成し、安定的に存在することが知られている鉄の酸化物（マグネタイト）であることを分析結果から確認するとともに、制御棒クラスタのスパイダ頭部に堆積する現象についても、駆動軸内表面や一次冷却系統内で生成されたスラッジが堆積するメカニズムであると推定している。伊方発電所では、一次冷却系統への補給水中の鉄濃度を低く管理するなどできる限りスラッジの発生を抑制する措置を講じているが、一次冷却系統設備に使用されている材料に含まれる鉄などが元となり、ＰＷＲの運転環境下で生成されるため、発生しないようにすることは困難である。
また、スラッジの発生メカニズムは実機の設備構成を踏まえ、高い確度で理解しているものの、発生量等の詳細な調査は実施していないことから、今後は、
定期検査ごとに堆積物を除去するとともに、堆積状況の観察・記録や他プラン
トの状況について情報収集・交換を行い、長期的なスラッジの低減に向けて、実験等で効果的な低減の方法を研究するなど知見の拡充に取り組みながら、さらなる安全性の向上に努めていく。
また、今後の研究により得られた知見については、学会や専門誌等で公表することについても検討していく。

14

②スラッジ（マグネタイト）による制御棒動作への影響発生したマグネタイトの薄片が磁化して駆動軸接手に付着したと推定しているが、一定の大きさがあるマグネタイトの薄片が駆動軸の内部に付着すること
により、制御棒駆動軸の動作に大きな影響を及ぼす可能性があるのではないか。
【四国電力回答】
磁性材料を使用する設備は限定的であるため、その設備の構造や機能を踏まえると、マグネタイトがプラントの安全性に悪影響を与える可能性は低く、これまでの運転においても特に制御棒駆動軸の動作に異常が認められたことはない。
また、従来から、「１次冷却系統の浄化流量を可能な限り最大としたクラッド低減」や「プラント起動時等に制御棒動作によるクラッドの排出促進」といった対策を講じているが、さらに、今回の再発防止策として、駆動軸と制御棒クラス
タの切り離し作業においては、重量確認及び位置確認を実施することとしており、これにより、磁化したマグネタイトの薄片が駆動軸内部に付着していたとしても確実に切り離しの確認ができることから、スラッジが制御棒駆動軸の動作に悪影響を及ぼす可能性はない。

③設備の腐食による影響
制御棒クラスタのスパイダ頭部にスラッジが溜まっているが、設備の腐食という面から安全性への影響はないのか。
【四国電力回答】
スラッジが堆積する現象は、・駆動軸内表面で生成したマグネタイトが剥離、落下、堆積したもの
・一次冷却系統内で生成したマグネタイトが当該部に侵入、堆積したものの２つのケースがあると推定しているが、設備の構造上、スパイダ頭部に溜まったスラッジは、駆動軸内表面で生成したものの割合が大きいと考えている。
また、マグネタイトが生成したとしても、１次冷却系統設備の主要材料はス
テンレス鋼であり、水質管理された環境下においては不働態被膜が形成される
ため、健全性に影響を与えるような腐食が生じることはない。
仮に今回スパイダ頭部内に確認されたマグネタイトが、全て駆動軸内表面から析出した鉄により生成したと仮定した場合であっても、鉄の溶出量は微量であり、駆動軸の健全性に影響を与えるものではない。

15

３

伊方発電所第３号機 燃料集合体点検時の落下信号の発信について（１）事象概要
伊方発電所３号機の第 15 回定期検査において、燃料集合体の点検 ※ 1 をするため、燃料集合体を使用済燃料ピット内で移動させていたところ、１月
20 日に燃料集合体の落下を示す信号 ※ 2 が発信した。
本事象は、使用済燃料ピットクレーンを使用して、燃料集合体を使用済燃料ラック上に設置した点検装置ラックに挿入していたところ、燃料集合体がラック枠に乗り上げたことにより、クレーンの吊り上げ荷重が減少したため、落下信号が発信したものであり、燃料集合体は落下していない。
その後、燃料集合体を使用済燃料ピット内の所定の保管位置に戻すとともに、落下信号の発信に伴い、設計どおり使用済燃料ピットエリアの排気系統が、核分裂生成ガスを除去する系統に切り替わっていることを確認して 同信号をリセットした。
なお、本事象によるプラントへの影響及び環境への放射能の影響はなかった。
また、燃料集合体、点検装置ラック及び使用済燃料ラックについては、外観確認及び荷重・応力評価により、それぞれの健全性に問題がないことを確認した。
※１ 使用済燃料ピットクレーンにより、約 11ｍ下に設置した点検装置ラックに
燃料集合体を挿入し、ファイバースコープで燃料集合体内部（燃料棒の支持部と燃料棒の間の隙間等の有無）を点検。なお、点検は、燃料集合体をＡ面、Ｂ面、Ｃ面、Ｄ面の順に回転させて点検装置ラックに挿入し直すことにより、全４面で実施。本事象は、Ｄ面を観察しようとした際に発生したもの。
国内で過去に発生した燃料集合体からの放射性物質の漏えい事象を踏まえ、漏えいが発生したものと同設計の燃料集合体を対象とした点検であり、第15 回定期検査では５体の燃料集合体を対象に点検を行う予定であった。
※２

使用済燃料取扱作業時における万一の燃料集合体の落下に備え、使用済燃料ピットクレーンの吊荷荷重が設定値（300 ㎏）以下になった場合に燃料集合体が落下したと判断して、アニュラス排気ファンを起動し、使用済燃料ピット
エリアの排気を通常の排気系統から核分裂生成 ガスを除去する系統に切り替えるための信号。

Ｂ面【 乗 り 上げ 時 平面 図 】

図３-１
16

事象発生概要【 乗 り 上げ 時 断面 図 】

図３-２

燃料集合体点検作業要領（２）推定原因①

点検装置ラック開口寸法（248.5mm）が使用済燃料ラックの開口寸法（259mm
及び 272mm）よりも小さいため、使用済
燃料ラックへの燃料集合体挿入作業に比べて難度が高い作業となっていた。


作業員への聴き取り調査の結果、使用済燃料取扱工具操作員及び使用済燃料ピットクレーン操作員
は、 点 検装 置 ラッ ク の開 口 寸法 が使用 済 燃料 ラ ック の 開口 寸 法よ り

図３-３

点検 装置ラ ッ ク と使 用済 燃料
ラックの寸法比較も小さいことから、燃料集合体と点検装置ラックのセンタリング確認
及び挿入状況の確認が難しいと認識していた。


使用済燃料ラックの内寸法は、燃料集合体の外寸法（214 ㎜）に対して片側７㎜の隙間を有する値（228 ㎜）に設定しているが、点検装置ラックの内寸法については、点検中の燃料集合体の揺れ、回転等を防止するため、片側２㎜の隙間に制限した値（ 218 ㎜）としており、開口寸法も点検装置ラックの方が小さく設計されている。

17

②

使用済燃料ピット内に設置されている常設の水中照明によって点検装置ラックにできる影により、点検装置ラック開口部の視認性が低下しており、点検装置ラックへの挿入状況の確認作業
は使用済燃料ラックへの燃料集合体挿入作業に比べて難しい状況となっていた。


作業員への聴き取り調査の結果、使用済燃料取扱工具操作員及び使

図３-４

点検装置ラックの視認性

用済燃料ピットクレーン操作員は、
使用済燃料ピット内に設置されている常設の水中照明が点検装置ラックに当たって影ができ、使用済燃料ラックに比べて点検装置ラック
開口部が見え難かったことから、燃料集合体の下部ノズルと点検装置
ラックのセンタリング確認 及び挿入状況の確認が難しいと 認識して
いた。

影により
視認性が悪い図３-５③

作業員による点検装置ラックの確認状況

燃料集合体のセンタリング 及び点検装置ラックへの挿入状況の確認作
業は難度の高い作業であったが、これらの確認は操作員のみで実施しており、作業責任者による確認が行われていなかった。
18



点検作業全体を通じて、燃料集合体のセンタリング及び点検装置ラックへの挿入状況の最終的な確認は、燃料集合体及びラックの上方から行う必要があることから、クレーン上で操作している操作員のみが実施しており、使用済燃料ピットの脇にて作業全体を監視している元
請会社、一次協力会社及び二次協力会社の作業責任者は、直接確認できない状況であった。

④

本事象発生の直前に燃料集合体と点検装置ラック内面が接触したことにより、荷重急変減少警報 ※ ３ が発信した際、続く作業を確実に進めるため、一度作業の手を止め、四国電力社員及び元請会社等の作業責任者を含めた作業員全員で次の対応についての 認識を共有し合う等の 通常の燃料取扱作業時とは異なる対応が必要であったが、実施できていなかった。


作業要領書には、燃料集合体取扱作業中に荷重急変減少警報が発信した場合の措置の記載はなかった。



荷重急変減少警報自体は、通常の使用済燃料ラックへの燃料挿入時にも発信しうるものであることから、四国電力社員並びに元請会社、一次協力会社及び二次協力会社の作業責任者が注意喚起をする等の積極的な対応をとらなかった。

※３⑤

燃料集合体の側面に設置されている支持格子の破損を防止するため、燃料集合体と使用済燃料ラックとの接触などにより、クレーンの吊り上げ荷
重が－65 ㎏以上変動すると燃料集合体の下降を自動停止するインターロッ
クが設けられている。本警報は、当該インターロックが作動したことを作業員に認知させる目的で設置されており、接触が燃料集合体の健全性に影響するものでないことを確認するとともに、接触の原因を確認して必要な措置を講じることとしている。

点検装置ラックの開口寸法及び視認性の問題により、点検装置ラックへの燃料集合体の挿入は使用済燃料ラックへの挿入に比べて難度が高い状
況となっていたが、四国電力社員等の関係者はその状況に気付くことができず、操作員への問いかけや、点検装置改善の検討、要領書への荷重急変
減少警報発信時の具体的な操作手順の追記等の対応をしてこなかった。


プラントメーカが設計した装置であること、先行プラントで使用実績があ ったこ と 及 び 過去の 定期検 査 等 に おいて 問題な く 操 作 できていたことなどから、難度が高い操作であることに気付かなかった。

19

（３）再発防止策①

点検装置ラック開口寸法を拡大して、使用済燃料ラックと同等の開口寸法とする。
②

本点検作業時には、使用済燃料ピット内の常設の水中照明に加え、燃料 集 合 体 の セ ンタ リ ン グ と 点 検 装 置

図３-６

点検装置ラックの開口寸法拡大

ラックへの挿入状況を作業員が確認するための水中テレビカメラ及びディスプレイ、作業中の視認性向上を図るため点検装置ラックを照らす水中
照明をそれぞれ２台設置する。

図３-７

③

点検装置ラックの視認性向上のため点検作業時に設置する設備

燃料集合体のセンタリング及び点検装置ラックへの挿入状況は、操作員に加えて、元請会社の作業責任者が水中テレビカメラの映像によるダブルチェックを行うこととし、当該手順を作業要領書に追記する。

④

作業要領書に荷重急変減少警報発信時の 具体的な操作手順及び点検装置ラックに挿入する際の注意事項を追記し、作業開始前の読み合わせにおいて作業員全体に周知する。

⑤

本事象と同様に難度が高く、燃料集合体への接触や干渉等の可能性がある作業について、作業員への聞き取り等を行い、作業要領書の作業手順が適切であることや、記載漏れがないこと等を確認した。
また、今後、作業の難度を考慮し、作業員への聞き取り等に基づき適切な作業手順・作業環境にすることが作業要領書に反映できる体制とする。

20

（４）審議内容①ラックに乗り上げた燃料集合体の健全性評価
燃料集合体がラックに乗り上げた際の荷重が、燃料棒全 264 本に均一に加わったと仮定して健全性を評価しているが、荷重が均一に加わる根拠を示すとともに、必要に応じて、燃料棒のたわみや照射による脆化等も考慮して、健全性を総合的に評価してもらいたい。
【四国電力回答】
今回の事象では、燃料集合体の荷重がある程度クレーンに残った状態で、鉛直にラックに乗り上げたことから、264 本の燃料棒に概ね均等に荷重がかかったと考えている。ある程度の不均等な荷重が作用した可能性も否定はできないが、均等な荷重を想定した場合の発生応力は約３MPa であり、未照射燃料の耐力約600MPa に対して十分に小さいことから、燃料集合体の健全性に問題はない。
なお、燃料集合体の強度に関係する部材（ステンレス鋼、ジルカロイ）は、照射により耐力等の材料強度は増加する方向であることから、照射済燃料に対する荷重評価結果（約 1,100 ㎏）を未照射条件で健全性が確認された荷重（約 4,100㎏）と比較することは、より厳しい評価となることに加え、ラック乗り上げ前後の当該燃料集合体の曲がり量に有意な変化がなかったことも確認している。

②技術的な改善要望
再発防止策として講じる点検装置ラック開口寸法の拡大等は、極めて原始的な対策であり、燃料集合体の移動操作の技術的改善にも取り組んでもらいたい。
【四国電力回答】
技術的に高度化する対策としては、使用済燃料ピットクレーンの位置決めの自動化等が考えられるが、クレーンに吊り下げられた工具や燃料集合体には、僅かな揺れや振動等が発生するため、目視で挿入状況を確認しながら、手動によりセンタリングの微調整を行う必要があり、全工程を自動化することは困難である。
このため、燃料集合体のラック乗り上げ防止の観点から、点検装置ラック開口寸法の拡大と水中照明の設置により作業環境を改善するとともに、水中カメラの設置により、ダブルチェック体制を構築することとしている。
これらは、作業内容から判断して、最も有効な対策である。

21

４

伊方発電所における所内電源の一時的喪失について（１）事象概要
１月 25 日、伊方発電所１、２号機開閉所において、187kV 母線（甲・乙）連絡遮断器※1 を動作させる保護リレー※2 の取替え工事完了後の当該保護リレーの健全性確認試験を行うことから、当該試験に必要な量の電流を流すため、３号機を常用の 500kV 送電線から、３号機の予備電源である１、２号機常用の187kV 送電線からの受電に切替えるとともに、通常は甲・乙の別母線から受電している１、２号機を、全て乙母線からの受電に切替えたところ、伊方南幹線
１号線乙母線断路器※3 の故障により、187kV 送電線４回線全ての遮断器が開放
して受電が停止した。
※１

２つの母線（甲母線・乙母線）を選択・区分するために設けられている遮断器。
なお、遮断器とは系統内で電気事故が発生した場合に、電流を遮断する装置。

※２

系統内で発生した電気事故を検出し、当該事故が発生した箇所を切り離す信号を発信する装置。

※３

回路を選択・区分するための装置。

500kV送電線

187kV
送電線
大洲変電所

【凡例】
66kV送電線187kV送電線
母線保護リレー動作

遮断器(投入)伊方北幹線
２号線

遮断器(開放)

伊方北幹線
１号線

伊方南幹線
２号線

伊方南幹線
１号線

伊方
２

断路器(投入)伊方発電所

断路器(開放)保護リレー動作により開放した遮断器

母線連絡遮断器の保護リレー点検

主変圧器

所内変圧器

起動変圧器
２号

予備変圧器

健全性確認
甲母線

予備変圧器

起動変圧器
１号

切替

母 線 連
絡
遮断器

切替

１８７ｋＶ
母線
乙母線

【凡例】
非常用高圧母線Ｃ

非常用高圧母線Ｄ

非常用高圧母線Ｃ

非常用高圧母線Ｄ

非常用高圧母線Ｃ

非常用高圧母線Ｄ

大洲変電所
遮断器(投入)

SY

DG

DG

DG

DG

非常用ディーゼル
発電機Ａ

非常用ディーゼル
発電機Ｂ

非常用ディーゼル
発電機Ａ

非常用ディーゼル
発電機Ｂ

伊方３号機

伊方２号機

遮断器(開放)

予備変圧器
３号

伊方１号機
３号機へ
（定検中）

図４-１

起動変圧器
２号

２号機へ
（定検中）

事象発生箇所
故
障 発 生
箇所
伊方北幹線
２号線

断路器(投入)

伊方北幹線
１号線

起動変圧器
１号

断路器(開放)保護リレー動作により開放した遮断器

事象発生時の所内電源系統図

切替

このため、直ちに、１、２号機は予備系統である 66kV 送電線、３号機は起動した非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）からの受電に自動で切り替わった。その後３号機については、試験のために待機状態としていた常用の 500kV予備変圧器
送電線か 起動変圧器
３号

３号機へ

２号機へ

（定検中） （定検中）
27 日には、１、２号機常用の 187kV 送電線４回線のうち故障した断路器を設置

している１回線を切り離し、187kV 送電線３回線からの受電に回復した。
なお、常用の外部電源が喪失した場合は、自動で予備の外部電源に切替わり、予備の外部電源が使用できない場合には、非常用ディーゼル発電機から自動で受電するよう設計しており、今回は設計どおりに自動で切り替わった。
22

３号機へ ２（定検中） （
（１

１号機へ
（廃止）

らの受電に手動で切替え、１～３号機ともに外部からの受電に復旧した。１月

伊方南幹
２号線

予備変圧器
３号

２号

通常時
外部電源
（常用）

500kV

外部電源
（予備）

187kV

非常用電源

DG

自動

事象発生時

通常時

500kV

187kV

事象
発生前
事象
発生直後

自動

手動
切替

66kV

自動

DG（２号）

空冷EG

空冷EG

空冷EG

手動

手動
亀浦配電線等

亀浦配電線等

ａ．３号機

図４-２

66kV

自動

手動

空冷EG
亀浦配電線等事象
発生直後

DG(２号)

DG
手動

非常用電源
（ＳＡ）

187kV

自動

187kV

自動

事象
発生前 事象発生時

亀浦配電線等

ｂ．１、２号機事象発生時の所内電源系統状況変化

また、予備電源又は非常用ディー
ゼル発電機に切り替わった後、使用済
燃料ピットの冷却に必要な冷却ポンプ等の補機が設計どおり自動起動していることが確認できたため、現場で使用済燃料ピットポンプを手動で起動し、使用済燃料ピットの冷却を再開した。
冷却再開までの対応は、あらかじめ定められた手順どおりであり、その間
は、使用済燃料ピットの温度及び水位を中央制御室で連続監視し、有意な変化がないことを確認していた。

図４-３

３号機の使用済燃料ピット冷却再開までの対応

事象発生に伴う使用済燃料ピット水温の上昇は、最大 1.1℃（水温 33.0℃→
34.1℃）であり、通常運転における温度変化の範囲であったこと、また保安規定に定める使用済燃料ピットの温度に係る制限値 65℃に対して十分な余裕があったことから、使用済燃料の冷却状態に問題はなかった。
なお、本事象による環境への放射能の影響はなかった。

図４-４

使用済燃料ピットの水温記録（右のグラフは３号機使用済燃料ピット）
23

（２）推定原因①

構造上生じる断路器内部の絶縁操作軸埋金と可動接触子の嵌合部の隙間が放電溶融で拡大し、その後、動作時の擦れで発生した金属くずが高電界部に付着することにより短絡が発生した。



内部確認等の調査結果から以下のメカニズムにより短絡に至ったものと推定した。
①非接触状態の継続／嵌合部の隙間拡大

推
メ定
カ
ニ
ズ
ム

・断路器の開放位置におい て、絶縁操作軸 の埋金と可動接触子の嵌合部が非接触と なる状態
が継続

・数カ月間以上、絶縁操作軸の埋金と可動接触子の嵌合部の非接触状態が継続し、放電溶融により損耗し、嵌合部隙間が拡大②金属くずの発生③金属くずの付着④相間短絡・嵌合厚さが薄くなったことから動作時の嵌合部の擦れによって金属くずが発生・発生した金属くずが
絶縁操作軸または導体表面に付着・高電界部に付着した金属くずを起点にＶ相-Ｗ相間で短絡が発
生

放電溶融により損耗し、隙間が拡大

嵌合部の非接触状態が継続

金属くずが発生可動接触子
導体（送電線側）

V相

可動接触子

埋金

導体
（送電線側）

V相

可動接触子

埋金

埋金

概
金属くずが付着

要

埋金

埋金

図

相間で短絡が発生

絶縁操作軸

導体（送電線側）

V相

埋金

可動接触子

嵌合部損耗

V相

導体
（送電線側）

可動接触子

金属くず

V相
埋金

絶縁操作軸

絶縁操作軸

絶縁操作軸

調査①

可動接触子

導体
（送電線側）

W相

可動接触子

可動接触子

埋金

・絶縁操作軸の埋金と可動接触子の嵌合部が損耗
・電子顕微鏡観察によって、金属溶融の様相を確認

導体（送電線側）

W相

埋金
埋金

観
察
事
主な調査結果実

導体（送電線側）

・損耗した嵌合部の山頂部に擦過痕を確認・ユニット内から絶縁操作
軸埋金および可動接触子に使用されている金属の箔状の異物を採取

埋金

埋金・絶縁操作軸の表面汚損分析の結果、絶縁
操作軸の埋金および可動接触子に使用されている金属成分が他の絶縁操作軸に比べて多いことを確認

・絶縁操作軸表面の炭化痕跡を確認調査②

調査③【調査①】外観確認及び電子顕微鏡による表面観察結果
Ｖ相-Ｗ相間絶縁操作軸上部埋金及びＶ相可動接触子の嵌合部の外観を確認をした結果、均一に損耗しており、健全部より小さくなっていた。また、電子顕微鏡で当該損耗部の表面を観察したところ、熱影響による金属溶融の痕跡を確認した。その後、構造上、当該嵌合部では非接触状態が発生することが判明し、非接触状態が継続することで放電が発生することも実証試験で確認できた。
熱溶融の痕跡損耗部
健全部

Ｖ 相 -Ｗ 相 間 絶 縁 操
作軸上部埋金嵌合部

損耗部
熱溶融の痕跡

損耗部
健全部
切出箇所

Ｖ相可動接触子

可動接触子嵌合部

24

損耗部

積

【調査②】断路器の内部調査結果
断路器ユニットの内部調査によって確認された堆積物から、放電に伴って発生するフッ素化合物（断路器内に充填している六フッ化硫黄ガスの分解により発生）とともに、箔状の金属（最大で約４ｍｍ）が採取された。当該金属を成分分析した結果、絶縁操作軸の上部埋金（アルミ合金）と可動接触子（銅）の金属成分を検出した。また、当該金属成分については、短絡が発生したＶ相－Ｗ相間絶縁操
作軸の表面においても顕著に検出された。

フッ素化合物等の堆積物

堆積物から採取された金属【調査③】絶縁操作軸表面の外観結果
Ｖ相－Ｗ相間絶縁操作軸表面の外観確認の結果、相間短絡により発生したと推定される炭化痕跡（放電痕跡）を確認した。

Ｖ相

母線ユニット

２号機関係
Ｗ相
ユニット

炭化痕跡
炭化痕跡

放電痕跡
母線連絡ユニット②

甲母線

母線着脱ブロック
今回の 187kV 母線連絡遮断器の保護リレーの試験においては、必要な電力
伊方南幹線２号線ユニット

負荷を確保するため、３号機の電源を常用の 500kV 送電線から１、２号機常伊方南幹線１号線

伊方南幹線１号線ユニット

用の 187kV 送電線に切り替えていたことから、187kV
送電線からの受電が停ユニット止したことにより、１～３号機の所内電源が数秒間同時停電した。
乙母線

試験計画にあたってはリスクを緩和するための必要な措置を講じていたが、
主変圧器1号ユニットより開放 例えば仮設備（模擬負荷）を使用する等により、３号機所内負荷を接続しない試験系統構成にしていれば、３号機所内電源も同時に停電することはなか
導体接続部
主変圧器1号ユニットより
った。

25

主変圧器１

（３）再発防止策① 故障した断路器の絶縁操作軸、可動接触子等の損耗した部品については、新品に交換した。
② 当該断路器と同一構造及び使用状態が同じ断路器計 13 台について、嵌合部の外観及びフッ素化合物の有無を確認する内部開放点検を行ったところ、２台で絶縁操作軸埋金嵌合部に放電による損耗を確認したことから、絶縁操作軸等の部品を新品に交換した。
③

同一構造及び使用状態が同じ断路器（計 14 台）について、嵌合部の放電の有無を確認する部分放電
診断の常時計測・常時記録及び金属くず等による振動を確認する内部異物診断の定期的な実施により状態監視を強化するとともに、恒常的な対策についても検討してい

図４-５

状態監視強化対策

く。
④ 187kV 母線連絡遮断器の保護リレーの試験再開にあたっては、模擬負荷を使用することにより、３号機に接続しない試験系統を構成するとともに、今後実施する保護リレーの試験においては、リスク低減に係る取り組みを実施する。
伊方３号機

伊方１、２号機

500kV送電線
遮断器(投入)１

遮断器(開放)甲母線対策対象（１４台）
断路器／
接地開閉器

主変圧器
３号

３号
発電機

３号機の所内負荷は
５００ｋV側より受電

所内変圧器
３号

66kV送電線187kV送電線

１ 甲、乙母線それぞれに設置(７台×２母線＝１４台)

【凡例】

１

１

予備
変圧器

起動
変圧器
１号

起動
変圧器
２号

予備変圧器
３号

乙母線

G

非常用
高圧母線３Ｃ

DG
3A

空冷
待機中
EG
２ 待機中

非常用
高圧母線３Ｄ

DG
３B

空冷
待機中
EG
２
待機中
２ １台は点検中の場合あり

図４-６

１～３号機
非常用
高圧母線へ
亀浦
配電線
待機中

非常用
高圧母線２Ｃ

非常用
高圧母線２Ｄ

非常用
非常用
高圧母線１Ｃ 高圧母線１Ｄ

３
DG
２A

DG
２B

空冷
EG

待機中

待機中

待機中

模擬
負荷

３ 常用高圧母線に接続する場合あり

試験再開時 の試験系統

26

（４）審議内容①故障した機器と同一構造の断路器に対する対応
断路器の嵌合部の損耗等による短絡はめったに起こらない事象だと考えられるが、故障した機器と同一構造の断路器を調査した結果、更に２台の断路器において、短絡につながる放電の影響（フッ素化合物及び嵌合部の損耗）が確認されたことから、断路器の構造的に、本事象と同様の事象が起こり得る可能性もあるのか。
【四国電力回答】
故障した機器と同一構造の断路器について、メーカに故障実績等を確認した
ところ、本事象と同様の短絡が起こった事例はないとのことであったが、故障した断路器の内部調査で採取された金属の成分分析や電子顕微鏡による嵌合部の表面観察等といった原因調査及びその調査結果を踏まえた実証試験（非接触状態の確認、放電試験）の結果、構造上、ごく稀に生じる嵌合部の隙間が放電溶
融で拡大し、その後、動作時の擦れで発生した金属くずが高電界部に付着することにより、短絡が発生したと推定している。
このため、これまでのメーカ推奨に基づく定期的な開閉試験や絶縁抵抗測定等の点検に加え、今後は、同一構造の断路器については、同様のメカニズムによる故障が起こり得るという前提で、短絡につながる部分放電を検知するため、新たに部分放電診断を常時計測・常時記録するとともに、金属くず等の振動を確認するため、定期的に内部異物診断を実施することにより、異常の兆候の早期検知のため監視強化を行う。
また、当該断路器については、導電部、絶縁部、接触部等は優れた絶縁性能を有する六フッ化硫黄ガスを封入したユニット内に全て密閉し、外部雰囲気の影
響を遮断していることから、長期間劣化せず、耐環境性に優れた信頼性の高い装置となっているものの、今回の原因調査で推定したメカニズムにより、故障が起こり得ることが判明したことから、今後、メーカとも協議しながら、恒常的な対策についても検討することとしている。

27

②試験系統構成の見直し
本事象においては、試験中の断路器の故障が原因で一時的に所内電源が喪失
したが、今後は、機器の故障があっても、一時的にしろ１～３号機すべての電源が喪失しないように、試験方法や点検体制を見直してほしい。
【四国電力回答】
電源の確保は発電所の安全上非常に重要であることから多重化・多様化しており、66kV、187kV 及び 500kV の送電線並びに亀浦変電所からの配電線といった外部電源に加え、非常用ディーゼル発電機や空冷式非常用発電装置などの非常用電源設備を確保している。
今回の事象では、設計どおりに１、２号機は予備系統である 66kV 送電線、また３号機は起動した非常用ディーゼル発電機からの受電に自動で切り替わったが、一時的とは言え、１～３号機が同時に停電してしまったことから、今後 、同試験を実施する際には、模擬負荷を使用することにより、３号機に接続しない
試験系統にすることとする。また、最適な試験系統構成や負荷の状況は、プラント状態に大きく依存することから、過去の実績にとらわれることなく、試験の都度、原子力安全に係るリスクについて、確率論的リスク評価等のリスク情報を活用するなど、より幅広い観点から特定、分析評価を行い、リスク低減に係る取組みを実施していく。

28

５

伊方発電所 連続発生したトラブルの総括評価について（１）調査内容
四国電力では、４事象個々の原因（直接原因）等を踏まえた視点に加え、４事象の背後に存在する要因（以下、「背後要因※１」という。）や社外からの意見※２を踏まえた視点、更には、３号機一基体制となった伊方発電所の環境変化などの視点から検討した結果、次の 10 件の調査項目を網羅的に設定した。
※１

直接原因の深堀りを行うため、関係者へのインタビュー等を基に、発生したト
ラブルを様々な角度から分析し再発防止策を提案する手法等を参考にして、想定される背後要因５つを抽出(Ｈ-1)確認・承認プロセスの問題：作業実施時期・要領のチェック不足(Ｈ-2)改善プロセスの問題：作業の振り返り不足、改善業務プロセス不十分 等(Ｈ-3)安全文化の問題：「問いかける姿勢」の意識低下(Ｈ-4)人的リソース不足：余裕のない業務の継続、重要度に応じたリソース配分(Ｈ-5)リスク確認不足：設備導入時の検討の問題※２ 社外からの意見を基に、調査が必要な５項目を設定(Ｓ-1)背景、(Ｓ-2)組織、(Ｓ-3)気の緩み、(Ｓ-4)技術力、(Ｓ-5)保守管理

①
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧
⑨
⑩

４事象の対策の水平展開に係る調査【直接原因】

４事象の対策について、他の設備・作業に幅広く水平展開すべき事項を調査。

定期検査プロセスの妥当性調査【直接原因、背後要因等 (Ｈ-1,Ｈ-2)】

４事象の発生に鑑み、定期検査プロセスについて、発生原因との関連等を調査。

包括的な改善活動の仕組みの調査【背後要因等(Ｈ-1,Ｈ-2,Ｈ-4)】

改善事項を広く吸い上げ対応する包括的な改善活動の仕組みの整備状況を調査。

安全文化・モチベーションの調査【背後要因等(Ｈ-3,Ｈ-4,Ｓ-1,Ｓ-3)】

伊方発電所の環境変化等が安全文化やモチベーションに与える影響を調査。

技術力の調査【背後要因等(Ｈ-4,Ｓ-1,Ｓ-4)】

３号機一基体制等伊方発電所の環境変化が作業員の技術力に及ぼす影響を調査。

組織体制の在り方の調査【背後要因等(Ｈ-4,Ｓ-1,Ｓ-2)】

大規模工事や３号機一基体制等を踏まえ、要員数、組織・体制の状況を調査。

リスクマネジメント活動の調査【背後要因等(Ｈ-1,Ｈ-2,Ｈ-4,Ｈ-5)】

作業単位における取組みも含め、リスクマネジメント活動の取組状況を調査。

保守管理プロセスの妥当性調査【背後要因等(Ｈ-2,Ｓ-5)】

保守管理プロセスについて、発生原因との関連及び改善すべき事項を調査。

職場環境の調査【背後要因等(Ｈ-2)】

安全・安定運転に必要な良好な職場環境の維持・向上に係る施策実施状況を調査。

外部組織等によるレビューの調査【背後要因等(Ｈ-4)】

保安活動に係る外部組織等によるレビューや改善活動の状況を調査。

29

（２）調査結果①４事象の対策の水平展開に係る調査
・４事象の対策は、各事象固有の改善策であるが、事象２の「見直し確認ステップの追加」、事象３の「作業環境の改善」及び事象４の「計画段階でのリスク低減」については、同様の観点から幅広く他の作業に水平展開することにより、不具合発生リスクを低減できる可能性がある。
②定期検査プロセスの妥当性調査
・前回の第 14 回定期検査において事象１が発生し、今回の第 15 回定期検査においても、同様の作業計画をしていたことから、作業計画の妥当性確認が不十分であったと考えられる。
・ヒューマンファクターに起因する事象３が発生するとともに、想定されるリ
スクの特定、分析評価等を行い、必要な緩和措置を講じていたにも関わらず
事象４が発生したことから、定期検査工程全般のみならず、個々の点検作業についてのリスク評価も実施するなど、過去の実績等にとらわれることなく、より幅広い観点からリスクを特定、分析する必要があったと考えられる。
③包括的な改善活動の仕組みの調査
・従来、不適合や異常兆候を示す事象を基に不適合管理を行い、是正処置を講じてきたが、昨年８月からは、包括的な改善活動の仕組み（ＣＡＰ）の試行を開始し、より幅広く収集した情報について対応しているところであり、この仕組みを適正に運用することで、改善活動の基盤が構築できることを確認した。

30

④安全文化・モチベーションの調査
・「(一社)原子力安全推進協会による意識調査結果」やトラブル発生後に実施した「社長と発電所員の意見交換」及び「原子力本部長と関係会社等との意
見交換」において、原子力に対する将来への不安や業務量の多さの指摘などもあったが、モチベーションの低下等は見られず、安全意識も高く維持されていることが確認できた。
⑤技術力の調査
・４事象については、技術力不足が要因で発生したものではなく、原子力保安
研修所における教育訓練及び伊方発電所における現場技術力の習得・維持など、ベテラン社員や作業員からの技術伝承等の取組みにより、従来と同じレベルの技術力を保有していると判断できた。
・一方、３号機一基体制となったことや３号機建設中から作業に携わってきた社員や作業員が定年退職する時期を迎えていることから、ベテラン社員や作業員の経験すべてを確実に伝承することは困難であることも考えられる。
⑥組織体制の在り方の調査
・原子力本部全体の要員数は、ここ数年減少傾向にあるが、組織・体制の見直
しや繁忙期の応援体制の構築などにより、働き方改革も推進しながら、社員の勤務時間を適切に管理した上で発電所の運営体制を整えており、組織体制に問題はないと考えられる。
⑦リスクマネジメント活動の調査
・福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ、平成 26 年からの地震や津波などの確率論的安全評価を活用したリスク評価の実施を皮切りに、リスク情報を活用した意思決定を発電所の業務プロセスのなかに取り組み、工事計画、予防処置としての改善策の検討等にリスク情報を参照する実績を積み重ねており、リスクマネジメントという考え方が浸透しつつあると評価しているが、過去のトラブルの発生状況を鑑みれば、危険予知に対する感受性を高め、
常にアンテナを張り巡らせておくことが重要である。
⑧保守管理プロセスの妥当性調査
・４事象について、保守管理プロセスに起因するものではないことを確認した。
・保守管理プロセスのベースとなっている品質マネジメントシステム（ＱＭＳ）
文書は、遅滞なく整備されており、保守管理の有効性評価において抽出された事項は、保守管理プロセスというＰＤＣＡサイクルを回して改善していく
仕組みが規定されていることが確認できた。
⑨職場環境の調査
・従来から実施している種々の活動 ※３により職場環境改善に一定の成果を上31げていることを確認したが、今回のトラブル発生を踏まえて実施した「社長と発電所員の意見交換」や「原子力本部長と関係会社等との意見交換」では、工事報告資料の合理化や発電所入構時の手続きの迅速化等、これまでに社内では意識していなかった改善要望や、以前から関係会社からは要望を受けていたが十分に改善できていなかった課題が認められた。
※３・伊方発電所フォーラム：発電所幹部層と発電所員による意見交換
・定検反省会：定検終了後、四国電力と元請会社関係者で実施
・安全推進委員会：月１回、災害防止協議会メンバー(関係会社含む)が意見交換
・伊方ネット 21：関係者が一丸となってボランティア活動、機関紙発行等を実施⑩外部組織等によるレビューの調査
・社外組織である、世界原子力発電事業者協会、（一社）原子力安全推進協会
及び他電力、社内組織の四国電力本店などからのレビューを受けており、当該レビューにおいて抽出された改善要望事項については、対応方針、対応箇所及び完了目標時期を定めたアクションプランを策定し、社内ルールの見直し等の改善活動が実施されていることを確認した。
（３）改善策
四国電力は、10 件の項目について調査した結果、次のとおり改善策を講じることとしている。
調査項目

改善策① ４事象の対策の水平展開に係る調査

新 作業要領書の充実たな 作業計画段階におけるレビュー強化
対策 包括的な改善活動の推進を
実 安全意識共有の充実
施 技術力・現場力の維持・向上② 定期検査プロセスの妥当性調査③ 包括的な改善活動の仕組みの調査④ 安全文化・モチベーションの調査⑤ 技術力の調査⑥ 組織体制の在り方の調査

従来の対策 従来進めてきた保安活動の一層の推進を
継続⑦ リスクマネジメント活動の調査⑧ 保守管理プロセスの妥当性調査⑨ 職場環境の調査⑩ 外部組織等によるレビューの調査①作業要領書の充実

３事象において実施した作業要領書に係る対策と同様の観点（「見直し確認
ステップの追加」、「作業環境の改善」及び「計画段階でのリスク低減」）で、３号機第 15 回定期検査で実施する作業の作業要領書全数について確認し、必要箇所の充実等を図った。
32

全要領書（1,158 件）について、個々に記載内容の確認を実施した結果、144
件の要領書（426 箇所）を抽出し、記載の充実等を実施した。
また、今回の確認以降、新たに制定する作業要領書についても、同様に記載
内容の充実が図られるよう、要領書作成要領を定めた社内規定に今回の確認の観点を追加した。
②作業計画段階におけるレビューの強化（新チームの設置）
作業計画段階において、作業担当部門が策定した作業計画を独立した立場か
らレビューし、妥当性を確認するとともに、継続的な改善を図ることを目的として、次の業務を実施する新チームを設置する。
 作業要領のレビュー作業担当課が制定した作業要領書について、「品質確保・安全確保に向けた取組内容」や「これまでのヒューマンエラー対策の確実な反映」などについて確認し、作業要領の充実・改善を図る。
 作業実施時期のレビュー作業担当課が策定した点検工程について、「運転上の制限に係る作業時期」や「安全上重要な機器の作業時期」など作業計画の妥当性について確認し、必要に応じて改善を図る。
③包括的な改善活動の推進「作業計画段階のレビュー結果」、「作業要領書の気付き事項」、「意見交換会
での要望事項」、「他部門や外部機関のレビュー結果」及び「新技術に対するメーカからの各種情報」のほか、作業後の振り返りでの改善提案等を漏らすことなく反映するため、ＣＡＰのインプット情報とすることにより、ＣＡＰの充実を図るとともに、これを確実に対応することで、伊方発電所としての包括的な改善活動を強力に推進していく。
④安全意識共有の充実
伊方発電所関係者のモチベーションの維持・向上、安全意識の共有並びに原子力の将来への不安払しょくのため、双方向コミュニケーション形式で実施する四国電力幹部と発電所員、関係会社等との意見交換を充実していくとともに、
業務効率化の推進、働き方改革の意識浸透に向けた取組みも継続していく。
⑤技術力・現場力の維持・向上
３号機一基体制やベテラン社員の退職等伊方発電所の環境変化を踏まえ、次の対策により、技術力・現場力の維持・向上を図る。
 教育訓練機会の増加
燃料取扱作業などの特殊な作業に限定せず、実施頻度が少ない作業についても技術力を継続的に維持するために、作業班が自主的に訓練内容33を設定し、教育訓練を実施する仕組みを作る。
 ベテラン社員・作業員からの技術継承
伊方発電所内で使用する点検作業要領書について、特にベテラン社
員・作業員の視点から追記・修正すべき箇所を確認し反映したところであり、今後も、確実な技術継承のため、この取組みを継続していく。
⑥従来進めてきた保安活動の一層の推進
伊方発電所において、安全運転及び設備保全に万全を期すとともに、更なる安全性向上のために取り組んできた次の活動を引き続き推進していく。
 適切な組織・体制の維持
３号機一基体制となった現在及び将来においても人的リソースを確実に確保することはもとより、状況変化に応じ組織・体制を柔軟に対応させ、伊方発電所の運営に必要な組織・体制を維持していく。
 リスク情報活用の推進
リスク情報を活用した意思決定に係る活動を着実に実践するとともに、適用範囲の拡大、社外教育を有効に活用したリスク情報活用に係る教育等の実施など、効果的にリスク情報の活用の取組みを推進していく。
 保守管理プロセスの着実な運用
これまで有効に機能している保守管理プロセスについて、今後も同プ
ロセスのＰＤＣＡサイクルを着実に回していくことにより、保守管理の継続的な改善を図っていく。
 職場環境の改善活動
引き続き、四国電力と関係会社等がコミュニケーションを緊密に取り、幅広く情報を収集する活動を継続的に実施し、より良い職場環境づくりを推進していくとともに、他社のベンチマーク調査を行い、良好事例を積極的に取り入れる。
 外部組織によるレビュー
世界原子力発電事業者協会、（一社）原子力安全推進協会、他電力及び四国電力本店などによるレビューを活用し、多様な立場、観点から原子力発電所の安全性・信頼性を向上させる取組みを推進し、より高い安全性・信頼性を求めていく。

34

（４）審議内容①保守管理についてトラブルが連続したことから、要因の一つとして懸念していた保守管理プロセスの劣化はなかったとのことであるが、トラブルの未然防止に向け、発電所の停止時だけ
でなく、運転中でも可能な点検については、こまめに実施するなど、適宜、保守管理
プロセスの見直しも実施してもらいたい。
【四国電力回答】
一連のトラブルについて調査した結果、事象１～３については、設備故障が発生した事象ではなく、事象４については、過去に経験のない故障によるもので、保守管理
プロセスにおける劣化に起因するものではないことを確認しており、今後とも、①点検計画の策定、②保全の実施、③保全の有効性評価、④保守管理の有効性評価
といったＰＤＣＡサイクルにより、しっかりと保守管理していくこととしている。
また、設備点検については、故障時のプラントへの影響度合い・故障発生の可能性等を踏まえて、保全方式や点検計画を定めて実施しているが、停止時にしか点検できない設備についても、運転中から状態監視を行うなど、トラブルの未然防止に努めており、今後とも、ＰＤＣＡサイクルの中で、適宜、改善を図っていく。

②リスク評価について
定量的リスク評価には、事前のリスク評価と起こった事象についての重要度評価及び定量的なトレンド分析という３つの重要な役割があるが、現時点で、それぞれどのような取組みを実施しているのか。
【四国電力回答】
事前のリスク評価については、従来から、定期検査時の作業計画段階において、停止時リスクの定量評価を確認するとともに、自主的な安全性向上のほか、原子力規制委員会において新たに定められた安全性向上評価届出制度の中で確率論的リス
ク評価等を実施しており、教育・訓練等への反映を進めている。
さらに、本年４月に設置した新チームでは、作業実施時期の妥当性について、安全上重要な機器の作業が原子力安全リスク上問題のない時期に計画されていることを確認するといったレビューを行うこととしている。
事象の重要度評価については、新検査制度においても評価されることになっているが、事業者としてもこうした評価を実施したいと考えており、そのために確率論的リスク評価モデルの高度化等に取り組んでいる。
定量的なトレンド分析については、規制で用いられる安全実績指標の他にも自主的に採取しているデータがあり、ハード、ソフトの観点から分析できるようにしている。
35

③安全文化について
海外における取組みを参考にするとともに、双方向のコミュニケーションなど、日本の文化に即した方法を取り入れることにより、安全文化の醸成に努め、自律的に問題点を見出し、議論できる組織を育んでもらいたい。
【四国電力回答】
海外の発電所に勤務する者からレビューを受けるとともに、定期的に海外の良好事例の紹介を受ける体制を整えるなど、海外の取組みについても、積極的に情報収集し、安全性向上に向けた取組みに反映している。また、今回の一連のトラブルを踏まえ、幹部と発電所員等との双方向コミュニケーション形式による意見交換を新たに実施した結果、有効であることが確認できたため、今後とも、継続的に実施していくこととしている。安全文化を醸成するためには、これらの取組みを長期間継続して実施していくことが必要と考えており、「問いかける姿勢」も含めた安全文化の 10 の特性の定着に向けた教育等の取組みを繰り返し実施していくこととしている。

④新チームの設置について
作業要領書や作業計画の妥当性等を独立した立場からレビューする新チームの設置は、非常に前向きで画期的な取組みであり評価できるが、ＣＡＰ制度やリスク評価の効果的な活用などにより、研鑽を重ねながら、実効性のある運営をしてもらいたい。
【四国電力回答】
新チームによる作業要領書や作業計画等のレビュー業務については、試行を重ねつ
つ、チームとしての技量を向上させていく。
また、新チームの活動は、作業担当課が作成した作業要領書等について協議・確認するものであり、この活動を通じて、関係者間での十分なコミュニケーションが図られるとともに、「問いかける姿勢」に対する理解が深まるなど、トラブルの未然防止・
伊方発電所の安全確保に重要な役割を果たすものと考えている。

36

審議結果
四国電力が令和２年３月 17 日に愛媛県に提出した、伊方発電所３号機第 15 回定期検査で連続発生した４件の重大なトラブル及びその総括評価に係る報告書について
は、四国電力から内容の説明を受けるとともに、推定原因の妥当性及び再発防止策の実効性・有効性等について審議した結果、個々のトラブルについては、推定原因の如
何にかかわらず、確実に再発を防止できる対策を講じることとしており、また、トラブルが連続した背景については、組織体制面、技術面など様々な視点から調査・検証がなされ、新チームの設置やＣＡＰ（包括的な改善活動の仕組み）等の新たな仕組みを整備したほか、社員教育や幹部と発電所所員等との意見交換など安全文化の醸成に向けた総括的な再発防止策を積極的に講じることとしており、適当であると判断した。
ただし、再発防止策の確実かつ継続的な実施及び伊方発電所の更なる安全性向上につながる取組みとして、次のとおり、部会としての四国電力に対する要望事項を取りまとめた。
ついては、下記部会意見が確実に実行されるよう、県から四国電力に対し、要請することを求めるものである。なお、その取組状況については、適宜、県において確認いただきたい。
【要望事項】
１．更なる安全性向上に向けた詳細調査の実施について「事象２ 伊方発電所第３号機 原子炉容器上部炉心構造物吊り上げ時の制御棒クラスタ引き上がり」については、他のプラントも含め過去に事例のない事象であることから、不完全結合の防止に留まることなく、ＰＷＲ（加圧水型原子炉）の安全性向上という大局的かつ長期的な視点に立って、根本原因であるスラッジ（マグネタイト）の発生メカニズム、挙動等について継続的に調査・研究し、その結果を学会や専門誌等で発表するとともに、発生量の低減に向けて取り組むこと。

２．恒常的な対策による安全性の確保について「事象４ 伊方発電所における所内電源の一時的喪失」については、断路器の構造上、ごく稀に嵌合部に隙間が生じるために放電が発生したことが原因と推定されており、短絡の兆候が見られている同型断路器も確認されていることから、再発防止策である部分放電診断と内部異物診断による状態監視の徹底と並行して、メーカとも協議しながら、改造や新設備導入等による恒常的な対策による更なる安全性確保に取り組むこと。
37

３．安全文化の醸成について
安全文化の醸成は、一朝一夕に確立できるものではなく、継続的な取組みが必要不可欠であるため、形式的な方法に陥ることなく、海外の取組みも含め広く情報収集を行うとともに、双方向のコミュニケーションの重要性を意識して、効果的な取組方法を不断に見直すこと。
また、社員教育においては、教育する側も含めて参加者全員が様々な角度から議論できる体制を整備し、「問いかける姿勢」の定着のみならず、「問いかける能力」についても向上に向けて継続的に取り組むとともに、取組状況を積極的に発信すること。

４．新チームの研鑽について
作業要領書や作業計画の妥当性等を独立した立場からレビューする新チームの設置は、非常に前向きで画期的な取組みであるが、この新チームが十分機能し、トラブルの未然防止が図られるか否かは、今後の運用・活用方法次第であるため、新チームの活動自体にもＣＡＰ制度やリスク評価を活用するなど研鑽を重ね、伊方発電所の安全性向上を担う中核組織として育てること。

５．技術力の維持・向上について
３号機一基体制となったことによる現場作業経験の減少やベテラン社員・作業員の定年退職等を踏まえ、これまで蓄積されたノウハウの維持が難しくなる懸念があるた
め、教育訓練の充実・強化に努めるだけでなく、他電力やメーカなど海外を含めた外部組織からの情報収集を積極的に行うことにより、技術力の維持・向上に努めること。
また、教育訓練については、これまでの内容に加え、外的事象やテロを含めたシビ
アアクシデントの防止や発生時の対応等の広範な知識の習得が強く求められている
ため、優先度も考慮しながら、合理的な訓練プログラムとしていくこと。
その上で、安全上重要な作業については、四国電力社員が主体となって実施するとともに、社員一人ひとりが、電力事業者としての責任を持って取り組むこと。

38

参考資料
伊方原子力発電所環境安全管理委員会及び同原子力安全専門部会 委員コメント一覧
目次（項目）
１．伊方発電所第３号機 中央制御室非常用循環系の点検に伴う運転上の制限の逸脱について............................................

参考-１

２．伊方発電所第３号機 原子炉容器上部炉心構造物吊り上げ時の制御棒
クラスタ引き上がりについて....................................

参考-３

３．伊方発電所第３号機 燃料集合体点検時の落下信号の発信について...

参考-９

４．伊方発電所における所内電源の一時的喪失について................

参考-13

５．伊方発電所 連続発生したトラブルの総括評価について............

参考-15

６．全般..........................................................

参考-20

１．伊方発電所第３号機 中央制御室非常用循環系の点検に伴う運転上の制限の逸脱について
番号1

委員コメント
運転に当たっては、四国電力の正規の職員が皆当たるようなシステムにしてもらいたい。
「問いかける姿勢」について、意識改革にどう取り組んでいくのか。

2

作業計画の立案等は重要な作業である。四国電力社員がすべての工程に携わるようにしてほ
しい。
3

4

5

6

再発防止策として実施する保安規定が改定された際の所員教
育では、改定内容だけでなく、改定理由についても教育してほしい。
何を問いかけるべきか分からなければ、問いかけるモチベー
ションが生じないが、「問いかける姿勢」の定着に向けた教育についてはどのように考えているのか。
理解が不足しているか分からない状況だと、結局、「問いかける姿勢」がいくら醸成されていても、問いかけるべき問題があるかどうかが分からないので、それにより本事象を防ぐのは難しいのではないか。

四国電力回答日付

運転に当たっては、四国電力社員が対応している。また、安全上重要な作業や R02
工程管理等も四電社員が携わっており、 2/18
今後も中心となって対応していく。
「問いかける姿勢」を定着させるため、毎年度実施している安全文化の教育テキ
ストに今回の事象を追加し、繰り返し教育することで、このトラブルを忘れずに「問いかける姿勢」の重要性を認識させる。
Ｒ２年３月 31 日に新規制定した「原子力発電所 安全文化育成および維持活動 R02
要領」では、安全文化の育成・維持活動の目標として「健全な安全文化の特性」 3/24
を定めており、これら１０特性の一つに「問いかける姿勢」が含まれている。
「健
全な安全文化の特性」の定着を図るため、関係者が出席するスクリーニング会議で毎週唱和しているが、今後もこの取り組
みを継続していく。
（6 月 4 日 資料 1-1 P5）
重要な工程等には全て四国電力社員が携わっており、今後とも中心となり対応していく。
なお、今回の作業は、福島事故後、新規制基準が施行されて保安規定を変更し R02
たが、変更した内容の理解が不足してい 3/24
たものであり、保安規定改定時には、周知に加え内容に関する教育を技術系所員に対し実施するなどの改善を行う。
（6 月 4 日 資料 1-1 P4,5）
今回、保安規定を改定した場合は、従来の周知だけではなく、教育もするよう R02
改めた。また、その教育に際しては改定に携わった者により改定の趣旨も含めた 6/4
教育を実施することとしている。
「問いかける姿勢」の浸透については、
安全文化の教育などを繰り返し実施して
R02
いくこととしている。
6/4「問いかける姿勢」が欠けていたことだ
けでなく、保安規定の理解不足も原因であるため、今後は、双方向のコミュニケーションを図りながら、保安規定に係る教育を実施することとしている。

参考-1

R02
6/4

コメント
委員
高橋

池内

高橋

村松

中村

森

番号

7

8

9

10

11

委員コメント

四国電力回答

分からないことも聞きやすい環境を作ることが大事であるが、どのように取り組むのか。

安全文化を醸成するのは、長期的・継続的な取組みが必要であり、ＰＤＣＡサ
イクルを繰り返し継続的に回しながらしっかりと取り組んで行く。
本事象については、保安規定の理解が不足していたこと、保安規定第 88 条への適合を確認できていなかったというシステム的な問題、及び「問いかける姿勢」
が欠けていたことの３点が原因であったと考えており、確認するシステムに改善の余地があったことから、作業計画の妥
当性を明確に確認できるチェックシートを作成し、社内関係者が確認又は承認する体制とした。
改善した保安規定第 88 条への適合を確認するシステムを確実に運用していくとともに、追加した教育及び安全文化の醸成活動を継続的に実施していくこととしており、これらを必要に応じて改善しながらバランスよく取り組んでまいりたい。
また、不適合の発生状況等はＣＡＰを用いて傾向を把握することとしており、教育などの改善策の効果の把握にも活用
して、継続的な改善に努めてまいりたい。
「問いかける姿勢」の定着は一朝一夕に達成できるものではないが、今回策定した改善策を着実に進め継続的に取り組んでいく。
また、取り組みが形式的になりすぎな
いよう心掛けるとともに、教育や日々の業務において双方向のコミュニケーショ
ンを工夫しながら推進していくことで、互いに学び合える風土を育むよう努めてまいりたい。

教育も重要であるが、保安規定を遵守した作業であることが、書類上、物理的に確認できるシステムとしていくことが重要ではないか。

システムの改善、教育の徹底及び意識（問いかける姿勢）の向上という改善策をバランスよく組み合わせて講じていってほしい。また、教育や意識の向上は保全活動全般の質を上げていくことにつながるので、長期的な取り組みになると思われるが、教育などの改善による効果の把握に取り組みながらより改善に努めていってほしい。
「問いかける姿勢」の定着への取り組みは、形式的になりすぎることなく、双方向のコミュ
ニケーションを、組織の中でうまく運用されるよう努めてほしい。
双方向のコミュニケーションを図りながら教育に取り組むとの方針は是非お願いする。さらに、問答を通じて受講者、説明者
双方の学び、気付きにつながる
よう、様々な角度から議論できる社風を育んでいってほしい。

参考-2

日付
R02
6/4

R02
6/4

R02
6/4

R02
6/4

R02
6/4

コメント
委員
森

宇根崎

宇根崎

中村

岸田

２．伊方発電所第３号機 原子炉容器上部炉心構造物吊り上げ時の制御棒クラスタ引き上がりについて
コメント

番号

委員コメント

四国電力回答日付

1

制御棒の引き上がり事案については、国内でも例がないとのことであるから、しっかりと原
因究明をしてもらい、今後の安全運転につなげてもらいたい。
また、調査結果等については、適宜、報告をお願いしたい

各事象については、しっかりと原因究明を行うとともに再発防止に努めていく。
（原因と再発防止策をとりまとめた報告書を提出済み。
）

R022

制御棒クラスタの切り離しの作業で、駆動軸着底の確認はどのように確認しているのか。

ベースプレートの高さを計測し、計画 R02
値の範囲内であることを確認している。
（6 月 4 日 資料 1-2 P32 のステップ⑪） 2/18

中村

制御棒クラスタ頭部に溜まっている堆積物は何か。なぜこのように溜まるか総合的に調査してほしい。

堆積物を分析した結果、マグネタイト（Fe3O4）であることを確認した。
堆積物は過去の定期検査でも確認されており、スパイダ頭部にスラッジが堆積する現象には、・駆動軸内表面で生成したマグネタイ
トが剥離、落下、堆積したもの
・１次冷却系統内で生成したマグネタ
イトが当該部に侵入、堆積したものの２つのケースがあると推定している。
（6 月 4 日 資料 1-2 P9～12）

中村

3

4

R02
2/18

宇根崎

結合部分だけでなく駆動軸取り外し工具についても念のため調べておくべき。

駆動軸取り外し工具についても調査を実施し問題がないことを確認した。
（6 月 4 日 資料 1-2 P35）

制御棒引き上がりは推定原因であるが詳細な調査はしているのか。

制御棒引き上がりについては、当該の駆動軸や制御棒クラスタのほか、工具や使用計測器等も含め詳細な原因調査を実施している。（6 月 4 日 資料 1-2 P3～
16,34～39）
推定原因は、原因調査から得られた物 R02
証に加え、事象発生時の駆動軸と制御棒
クラスタの結合状態のケース検討や部分 3/24
モデルによる引き上がり状態の実証試験を実施し、事象発生メカニズムを検討し、解析等によるメカニズムの妥当性確認を実施したうえで推定したものである。
（6 月 4 日 資料 1-2 P17～24）

中村

国内外の類似事例を調査した結果、海外で制御棒の引き上がり事象が発生していたが、今回の事象と同様な事象はなかった。
（6 月 4 日 資料 1-2 P13）

占部

5

6

2/18

委員

制御棒の引き上がりに関して、これまで同様の事象はなか
ったのか。

参考-3

R02
2/18

R02
3/24

中村

番号

委員コメントスラッジは水質管理を行うことで減少させているはず。そういった取組みとか、技術的な観点からの評価はないのか。

四国電力回答

日付

コメント
委員

今回制御棒クラスタの頭部に確認されたスラッジ（マグネタイト）は鉄の酸化物であるが、従来から、１次冷却材の鉄濃度は低く管理しており、系外から補給される水の鉄濃度も低く管理することによりできるだけ発生を抑制している。
また、１次冷却材の浄化流量を可能な限り多くとることにより、生成されたマ
グネタイトを可能な限り除去している。
R02（6 月 4 日 資料 1-2 P41）
一方で、マグネタイトは１次冷却系統 3/24
設備に使用されている材料に含まれる鉄などが元となっていることから、発生しないようにすることは困難である。
（6 月 4 日 資料 1-2 P12）
このため、今回の再発防止対策により、スラッジがスパイダ頭部に堆積したとしても、制御棒クラスタの引き上がりが生じないように手順を見直すこととしている。
（6 月 4 日 資料 1-2 P26）

渡邉

マグネタイトの薄片が磁化した駆動軸接手に付着するというメカニズムがあるのであれば、この点について気を付ける必要があるのではないか。

駆動軸と制御棒クラスタの切り離し作業にあたっては、インジケータロッドが完全に下降していることを確認するとともに、重量確認とベースプレート高さの位置計測を行うこととしており、磁化した接手にマグネタイトが付着しても支障
はない。

中村

9

今回の調査結果により、剥離している薄片のサイズが大きい
ことが分かったが、これが磁化して駆動軸内部の位置決めナッ
トと接手の間に付着すると大きな影響を及ぼす可能性があるのではないか。

これまでの運転においても特に駆動軸の動作に異常が認められたことはなく、
また、今後の対策については、確実に接続又は切り離しができていることを確認できる手順を追加したことから、問題ない。

10駆動軸が高溶存酸素及び高温駆動軸本体の材料は、制御棒位置の検環境におかれることで、マグネ 出機能の観点から磁性材の使用する必要
タイト生成するということであ があり、限定されるものである。また、
れば、ほかの材質を使うことに 運転中の駆動軸近傍の下端と上端では温ついて検討してはどうか。また、 度差があることから自然循環がある程度
プラント運転中においては、駆 ある。
動軸内部で１次冷却材の自然循環が発生するとのことだが、これは本当か。

7

8

参考-4

R02
6/4

R02
6/4

R02
6/4

中村

中村

番号

委員コメント

四国電力回答11

本事象はマグネタイトが非常に悪い影響を及ぼしていないか。

○マグネタイトの設備への影響について
駆動軸本体の材料は、制御棒位置の検出機能の観点より磁性材を使用する必要があり SUS410 を使用している。また、接手部は耐摩耗性の観点より硬度の高い
SUS403 を使用している。
駆動軸と制御棒クラスタの結合・切り離し作業の際に、スパイダ頭部内に堆積しているマグネタイトが駆動軸の接手部に付着していたとしても、重量確認と位置確認により確実に結合・切り離しがされていることを確認するため、同様事象の再発防止は可能である。
また、強磁性であるマグネタイトが悪影響を及ぼす可能性がある設備としては、磁性材料を使用している設備が考えられるが、磁性材料を使用している設備は限定的であり、その設備の構造や機能を踏まえると、マグネタイトがプラントの安全に悪影響を及ぼす可能性は低い。
また、マグネタイトが生成したとしても、１次冷却系統設備の主要材料はステンレス鋼であり、水質管理された環境下においては不働態皮膜が形成されるため、健全性に影響を与えるような腐食が生じることはない。
今回スパイダ頭部内に確認されたマグネタイトが、すべて駆動軸内表面から溶出した鉄により生成したと仮定した場合であっても、駆動軸の健全性に影響を与えるものではない。

駆動軸を取り出して外観確認をして、外面については腐食が見られておらず、環境が同じ内面も腐食がないという認識であ
れば、今回観察された大きな薄片等はどこから発生したのか。
スパイダ頭部にスラッジが堆積するメカニズムについて、環境要因や材料条件等を、再度、総合的に整理して考える必要があ
るのではないか。

12○マグネタイト生成・堆積過程について
１次冷却系統の水質及び温度環境下においては、鉄の酸化物は安定的にマグネ
タイト（Fe3O4）として存在することが知られており、堆積物の分析結果がマグネ
タイトであったこととも整合する。
スパイダ頭部にマグネタイトが堆積する現象としては、駆動軸内表面（プラント起動初期段階、プラント運転中）や１次冷却系統内で生成されたマグネタイトが堆積したケースが考えられる。また、
今回確認された薄膜状のマグネタイト
は、構造上、駆動軸内表面で生成したものである。
これらのマグネタイト生成メカニズム
は、実機の設備構成を踏まえたものであり、１次冷却系統の水質及び温度環境下においては一般的な化学反応式等で示されるものであることから、確度の高いメカニズムである。
（7 月 16 日 資料 1 別添 1）

参考-5

日付

R02
6/4

R02
6/4

コメント
委員

渡邉

中村

番号

委員コメント

四国電力回答13

今後、推定メカニズムの明確化について、事象が発生した電力会社として主体的に責任を持って取り組んでほしい。

14

本事象の原因究明は、伊方発電所だけでなく世界中のＰＷＲに関係する内容であることから、ぜひ根本原因を究明してほしい。

15

再発防止策は、推定原因のとおりかどうかに関わらず、追加手順により再発防止ができることから十分である。
ただ、本事象の発生メカニズ
ムの解明については、世界中の
ＰＷＲの安全性向上に非常に大きな役割を果たし得ることか
ら、今後、四国電力として科学的にこれを解明して、それを発信してくという姿勢が重要である。

本事象のメカニズムについては、作業
手順、制御棒クラスタ頭部へのマグネタ
イトの堆積、駆動軸等の観察等の事実か
ら、不完全結合に至る様々なケースを検討し、実証試験や解析等も行い、不完全結合に至ったメカニズムを特定している。
また、今回の再発防止対策により、制御棒クラスタの引き上がり事象は確実に防止することができる。
一方で、堆積物（マグネタイト）の生成・堆積については、定期検査ごとに堆積物を除去することとしているが、今後、以下の取り組みも継続していく。
・ 定期検査時に制御棒クラスタのスパ
イダ頭部に堆積しているマグネタイトを除去する際には、水中カメラにて堆積状況を観察・記録していき、情報を蓄積し、傾向監視するなど保全に役立てていく。
・ 他プラントの状況について、情報収集・情報交換を行う。
さらに長期的な堆積物の低減に向けて、実験などで効果的な低減の方法を研究するなど知見の拡充を図り、更なる安全性の向上に努めていく。
また、現状、伊方発電所で堆積物（マグネタイト）の発生量が急増している傾向はないが、定期検査ごとの堆積物の発生量調査により、有意な増加傾向が見られた場合は、速やかに前回定期検査のプ
ラント起動時以降の運転状況を確認し、増加要因を分析したうえで対応を検討する。
（7 月 16 日 資料 1 別添 2）16推定原因ではあるが、いろいろな証拠物を基に、できる範囲
で原因を検証しているとは思う。世界中の発電所に活かす意
味で、メカニズムの推定は非常に重要であり、原因の追究を進めていただければと思う。

SUS410 の駆動軸の腐食について、組織も異なる SUS304 のデー
タにて評価していることの妥当性を示してほしい。

17

日付

R02
6/4

R02
6/4

R02
6/4

R02
6/4

ステンレス鋼は表面に不働態被膜ができるため、１次冷却系統のように管理された状況下では健全性に影響を与えるよ
うな腐食（酸化）は発生しない。説明資料においては、一例として知見の豊富な
SUS304 の腐食速度を示したものであり、SUS410 についても腐食傾向は同様であ R02
ることから、健全性への影響という観点 7/16
では、ステンレスの腐食速度としては大きな違いはない。また、駆動軸の外側表面においても健全性に影響のあるような腐食は認められていない。
今後、実験等により SUS410 のデータを拡充していきたい。

参考-6

コメント
委員

渡邉

中村

宇根崎

望月

渡邉

番号

委員コメント

四国電力回答

制御棒駆動軸について定期取替しないものとして扱っているが、経年劣化を想定した科学的根拠に基づく取替基準を示してほしい。
また、堆積したスラッジの量から減肉量を推定しているが、その評価方法の妥当性を示してほしい。

１次冷却系統の水質及び温度環境下においては、鉄の酸化物は安定的にマグネタイトとして存在するものであり、ステンレス鋼は表面に不働態被膜ができるた
め、１次冷却系統のように管理された状況下では健全性に影響を与えるような腐食（酸化）は発生しない。また、同様の環境下にある駆動軸の外側表面においても健全性に影響のあるような腐食は認められていない。駆動軸の腐食（酸化）は健全性に影響を与えるような経年劣化事
象ではないことから、経年劣化の観点での取替基準は設けていない。なお、制御棒については、中性子照射量の制限及び運転中の振動による摩耗防止の観点から、中性子照射量や運転時間による取替基準を設けている。
堆積したスラッジからの減肉量の推定については、すべてのスラッジが駆動軸の内表面だけから発生したとの非常に保守的な仮定にて評価を行ったものであり、その場合においても十分な余裕があることから、健全性に影響はない。

18

制御棒引き上がりに対する対策としては同じ事象は起こらな
いということは理解したが、今後も使用する駆動軸の健全性について、明確なデータを示して説明してほしい。

19

以下の理由により、今後の使用においても健全性に影響はないと判断している。
・管理された環境中におけるステンレス鋼（SUS304）の腐食速度からの類推により、一般的にステンレス鋼は腐食しない
・材質・環境が駆動軸内表面と同じ駆
動軸外表面においても有意な腐食は見られない・堆積したスラッジ量から、駆動軸の減肉量を保守的に評価しても健全性に影響はない
ただし、今回の事象を経験した事業者
として SUS410 のデータを拡充していく必要があると考えており、今後、実験等によりデータを拡充していきたい。

20

数ミリ単位の薄膜状のスラッ
薄膜状のスラッジ(マグネタイト)は、
ジがどこの部材から剥落し、ま 駆動軸の構造材そのものが剥離したもの
た、その量がどれくらいかわか ではなく、駆動軸内表面で生成し、系統らないが、剥落したことにより、 中の鉄イオンにより成長したものが剥部材が損傷するなどして、運転 離・落下したものと考えており、駆動軸
上影響がないか。
の健全性に影響を与えるものではない。
また、駆動軸の外側表面においても有意な腐食等もなく、腐食（酸化）量の評価のとおり、剥離が駆動軸の健全性に影響を与えるものではなく、運転の安全性にも影響はない。
今後、実験等によりスラッジの発生メ
カニズムについて研究していきたい。

参考-7

日付

R02
7/16

R02
7/16

R02
7/16

コメント
委員

渡邉

渡邉

中村

番号

委員コメント

四国電力回答駆動軸と同様の環境下である
原子炉容器上蓋の CRDM 圧力ハウ
ジングからも多くのスラッジが発生している可能性があり、同部材の健全性について確認が必要ではないか。

CRDM 圧力ハウジングを含む原子炉容器上蓋内面には、ステンレス鋼を使用しており、ステンレス鋼は表面に不働態被膜ができるため、１次冷却系統の様に管理された状況下では健全性に影響を与えるような腐食（酸化）は発生しない。また、強磁性であるスラッジ（マグネタイ
ト）が系統内の設備に悪影響を及ぼす可能性については、系統内で磁性材料を使用している設備に対する影響はなく、プ
ラントの安全に悪影響を及ぼす可能性は低い。（7/16 資料１ 別添１）
また、CRDM 圧力ハウジングを含む原子炉容器上蓋については、定期検査において内面に異常は認められていないものの、応力腐食割れ（SCC）への予防保全対策として、前回定期検査において SCC 対策を施した上蓋に取り替えている。

21

22

事象が発生したメカニズムとして、あり得るメカニズムが列挙され、それぞれのメカニズムに対して、どれくらい起こりそ
うか、起こった場合にどう再発防止をしていくかという視点で検証され、もう一度同じような事象が起こらないように再発防止策を取っていると理解しており、論理的にしっかりしていると思われる。本日の議論は、今後、特定されていないメカニズ
ムを追求する努力をしてほしいという趣旨と理解している。

―

23

制御棒駆動軸については、制御棒を入れるという意味では安
全上非常に重要であるが、今回の引き上げるということについては、少なくとも事故を起こさないとの意味では、それほど重要ではないと思われる。今回の事象は、非常に稀な事象であり、マグネタイトによる制御棒、弁、ポンプ等の安全上重要な機器への影響については検討しており、特に制御棒については仮に 1
本挿入できない場合でも停止機能は維持できるように設計されていることなどを考えれば、Ｐ
ＷＲの安全性向上のために一般的な意味で継続的に検討するというレベルだと認識している。

―

参考-8

日付

R02
7/16

R02
7/16

R02
7/16

コメント
委員

中村

森

村松

３．伊方発電所第３号機 燃料集合体点検時の落下信号の発信について
番号

1

2

3

委員コメント

四国電力回答日付

この点検は過去の伊方３号機
当時の対策としては、漏えいした燃料の燃料リークの経験から実施し は使用しないこととし、漏えいした燃料ている点検であるが、これを保 と同一時期に製造された同設計のＡ型５守管理でやるのは無理があるの ５燃料（２体）は念のため使用を見合わ
ではないのか。過去に策定した、 せることとした。なお、当該燃料（２体）
対策では、当該燃料を原因が分 については既に除却済みである。
かるまでは使用しないのではな
また、漏えい対策を行った新設計の燃かったのか。
料を平成２３年に採用済みである。
R02
また、原子力安全・保安院の指示に基づき、漏えいが発生した燃料と同設計の 2/18
Ａ型５５燃料を使用する場合には、当該燃料の漏えい原因に係る知見を踏まえ、燃料集合体の最下部支持格子について、燃料棒の支持部（支持板、ばね板）と燃料棒の間に隙間等がないことを確認することとしている。
（6 月 4 日 資料 1-3 P12,13）
照射済燃料に関しては、脆くなっていることもあり得る。重量物である燃料集合体がラック上に少し乗ってしまったことで、燃料集合体に変な荷重が加わり、たわみや見えない傷がないのかなども総合的に検査してほしい。

当該燃料集合体は照射済みであるが、照射済燃料に対する荷重評価結果を未照
射条件で健全性が確認された荷重と比較することは、より厳しい取扱いとなる。
また、当該燃料集合体を対象に、点検装置ラックへの乗り上げ前後の燃料集合
体の曲がり量を確認したが、点検装置ラ
ックへの乗り上げ前後で、当該燃料集合
体の曲がり量に有意な変化はなかった。
（6 月 4 日 資料 1-3 P7）

ファイバースコープでの確認
は、燃焼度の高い燃料集合体の下部の各４面について行うのか。また、今定検で５体確認するとのことであるが、その５体に決めた理由は何か。

ファイバースコープによる点検対象の燃料は、燃料被覆管の摩耗の進展に影響を及ぼす可能性のある「燃焼度」、「装荷回数」及び「装荷位置」を考慮して選定している。具体的には、再使用予定燃料のうち２サイクル以上装荷された燃料から、装荷回数が同じ、かつ、炉内の装荷位置が対称であった燃料を１グループとし、それぞれのグループから最も燃焼が進んだ燃料を点検対象として選定している。点検作業は燃料集合体の最下部支持
格子の４面すべてにファイバースコープを挿入し、燃料棒の支持部（支持板、ばね板）と燃料棒の間に隙間等がないこと確認する作業である。
今回の点検では、再使用を予定している
Ａ型５５燃料６４体のうち、２サイクル
以上装荷された６２体を確認対象としており、このうち、前サイクル（第１５サイクル）で装荷していた燃料集合体 ３０体（５グループ）を対象に、各グルー
プから最も燃料の進んだ５体を選定している。
（6 月 4 日 資料 1-3 P2,13）

参考-9

R02
2/18

R02
2/18

コメント
委員

渡邉

中村

渡邉

番号

委員コメント

四国電力回答

改善策がいくつかあるが、燃料の移動操作についても技術的な改善がなく極めて原始的であると思った。技術的な改善もぜ
ひ取り組んでいただきたい。

通常の使用済燃料ラックでの燃料取扱作業は、３号機の運転開始以降十分な実績があり、これまで燃料集合体が使用済
燃料ラックに乗り上げる事象は発生していないが、本点検作業は、使用済燃料ピットの限られたエリアに設置した点検装置を用いて行う難度の高い作業であり、点検体数（今回は５体）や、残りの点検
回数（過去に漏えいが発生したタイプの燃料の使用が終了するまであと３～４回程度）などを考えると、通常の燃料取扱作業と比べて限定的な作業である。
本事象に対して、技術的に高度化する対策としては、使用済燃料ピットクレー
ンの位置決めを自動化することなどが考えられるが、仮にクレーンをラックの直上に自動で位置決めしたとしても、燃料集合体のラックへの挿入箇所はクレーンより約１１ｍ下方であるため、燃料集合
体をそのままラックに挿入した場合、クレーンに吊り下げられた工具や燃料集合体の僅かな揺れや振動等により、接触したり乗り上げたりする可能性があることから、目視で挿入状況を確認する必要があると考える。また、燃料集合体下部がラック位置と僅かにずれている場合は、手動によるセンタリングの修正等が必要となる。
このため、燃料集合体のラック乗り上げ防止の観点からは、点検装置ラック開口寸法を拡大する等により、十分に再発防止が可能であり、最も有効な対策であると考えている。
燃料集合体の落下信号が発信した場合は、落下した燃料から発生するおそれがある放射性ガスをチャコールフィルターにて吸着するため、使用済燃料ピットの空調系がアニュラスの排気系統に切り替わる。今回は実際には燃料集合体が落下したわけではないが、実際に燃料集合体が落下し、放射性ガスの発生を目視した
場合は、作業員は被ばく防止の観点から退避することになる。

4

5

使用済燃料プールにある燃料集合体の落下信号が発信された場合には、その場にいる作業員
はどういった対応を取ることになっているのか。

参考-10

日付

R02
3/24

R02
6/4

コメント
委員

占部

中村

番号

6

7

8

委員コメント

四国電力回答日付

ラック乗り上げ時に燃料被覆
今回の事象では、燃料集合体の荷重が管に発生した応力は約３MPa と ある程度クレーンに残った状態で、鉛直しているが、1,000kg を超える物 にラックに乗り上げたことから、264 本が 乗 り 上 げ た 時 の 応 力 に し て の燃料被覆管に概ね均等に荷重がかかっは、小さい気がするが、どうか。 たと考えており、その条件で評価すると約３MPa となる。ラック乗り上げ時にあ R02
る程度の不均等な荷重が作用した可能性も否定できないが、均等な荷重を想定し 6/4
た場合の発生応力（約３MPa）は未照射時材料の耐力約 600MPa に対しては十分に小さいことからある程度の不均等な荷重が作用したとしても燃料被覆管の健全性に問題はない。
原子力安全委員会が定めたラック乗り上げ時にある程度の不均等「金属製乾式キャスクを用いる な荷重が作用したことは否定できない
使用済燃料中間貯蔵施設のため が、仮にラック乗り上げ時にある極端にの安全審査指針」においては、水 不均等な荷重が作用すると想定（264 本
素化物再配向による機械的特性 の燃料棒のうち最外周 2 面の 33 本の燃劣化防止の条件として、ＰＷＲ 料棒ですべての発生荷重を分担すると仮の場合では 100MPa という値が示 定）した場合でも、燃料被覆管に発生すされているが、今回の評価にあ る応力は約 20MPa であり、この応力が使たり、発生応力を未照射時の耐 用済燃料ピットで保管中の燃料被覆管に力（約 600MPa）と比較するのは 作用したとしても、燃料被覆管応力（未適切ではないのではないか。仮 照射時で約 600MPa）に対して十分小さい。
に、
この 100MPa と比較した場合、有限要素法による評価については、精保管中の燃料被覆管応力にラッ 緻なモデルの構築方法や条件設定の妥当
ク乗り上げ時に発生したと想定 性など曖昧さのほうが大きいと考えておする応力を加えた約 63MPa では、 り、また上記のとおり、ラック乗り上げ
あまり余裕がない。ラック乗り 時の荷重による発生応力も十分小さいこ R02
上 げ 時 に 発 生 し た 応 力 に つ い とから、工学的判断により現状の評価手 6/4て、燃料棒 264 本に均一に力が 法は適切と判断する。
加 わ っ た と し て 評 価 し て い る （7 月 16 日 資料 1 別添 3）が、本当に均一に力が加わって
なお、ご指摘の 100MPa の値は、周方向いるのか。例えば有限要素法を 応力が生じた状態の燃料被覆管が高温か使用して、精密に評価してはど ら冷却される際に水素化物再配向が生じうか。
ることにより、燃料被覆管の機械的特性が低下しない条件としてのしきい値であり、耐力等の機械的強度の制限値とは意
味合いが異なるものと認識している。今回ラックに乗り上げた燃料は炉心から取り出した直後の燃料で、燃焼度も35,000MWd/t 程度であり、今回の評価にあたり発生した応力を未照射時材料の耐力と比較することに問題はないと判断す
る。
高燃焼度燃料の燃焼末期で高燃焼度燃料は従来燃料に比べて負荷は、耐震評価結果などがぎりぎ が高い状態で使用していることは認識しりの状況となっている。高燃焼 ている。高燃焼度燃料導入当初には、そ度燃料というのはそのような状 の安全性等について原子力安全・保安院 R02
況下で使用しているということ の審査において了承されたものであるを理解したうえで安全に使用し が、今後も高燃焼度燃料に関する情報を 7/16てもらいたい。
入手し、不具合等に係る情報に対して必要な対策を行うなど、継続的な安全性向
上に適切に対応していきたい。

参考-11

コメント
委員

渡邉

渡邉

渡邉

番号

9

委員コメント

四国電力回答

今回ラックに乗り上げた燃料は、過去に伊方 3 号機をはじめ複数のプラントで漏えいが発生した燃料と同設計の燃料であるが、漏えいに対してこれまでどのような対策を取ってきたのか。また、今後同設計の燃料は使
わないという選択肢もある中で、なぜ現在も使用し続けているのか、事業者の考えを説明すること。

過去に漏えいが発生した燃料について
は、原子力安全・保安院における検討会
において原因究明が行われた結果、燃料棒の水力振動により支持格子位置で燃料被覆管が摩耗するグリッドフレッティン
グにより漏えいが生じたものと分かった。これに対し、当社としては、漏えい対策を行った新設計の燃料を既に導入しており、漏えいした燃料と同設計の燃料についても、漏えい原因究明を通じて得られた知見を踏まえ、原子力安全・保安院の指示に基づくファイバースコープ点検の実施、炉心内の燃料配置等を工夫するなどの対応を行うことにより、漏えい発生のリスクを十分低減させることが可能である。
漏えいが発生した燃料と同設計の燃料の今後の使用については、上述のとおり
適切な対応を行うことにより漏えい発生リスクを十分低減させることが可能であることに加え、これらの燃料を使わないとした場合、相当数の使用済燃料が発生することとなり、廃棄物を徒に増やすことにもつながることから、これらの燃料については、上述の対策を行いながら、慎重に使用していく。

参考-12

日付

R02
7/16

コメント
委員

渡邉

４．伊方発電所における所内電源の一時的喪失について
番号委員コメント
断路器の故障は推定原因であるが詳細な調査はしているのか。

1

原因は推定であるが小さなト
ラブルが続くときは大きな事故の前触れとなり得る。電源喪失の問題、断路器の回転部分の緩み等はめったにないことであり、どれくらいの確率で起こるのか。技術的な背景をもっと説明してほしい。
2

3

断路器の故障が原因というが、このような不具合がないことを確認するのが試験だと思う。故障があっても、一時的にしろ電源喪失しないような試験を考えていただきたい。細かな点
検に人が対応するのは１００％
は無理である。点検の開発や体制作りが大事。
特に断路器の故障で電源がなくなったのは改善していただきたい。

四国電力回答

日付

コメント
委員

所内電源一時的喪失事象については、
要因分析図を作成し、当該断路器について分解や分析等を行い、詳細な原因調査を実施している。
（6 月 4 日 資料 1-4 P9～P15）
推定原因については、実証試験（非接触状態の確認、放電試験）等によって、メカニズムの妥当性を確認したうえで推 R02
定したものである。（6 月 4 日 資料 1-4 3/24
P16～P18）
また、計画的に開放点検を実施している中で、内部に粉が確認された南幹２号線乙母線断路器についても、同様の詳細な原因調査を行い、同様のメカニズムによって発生したものと推定している。
（6 月 4 日 資料 1-4 P27～P29,参考-9）中村

当該断路器は、ガス絶縁開閉装置であり、一般的に気中断路器とは異なり、導電部、絶縁部、接触部等は、すべてガスを封入したユニット内に密閉され、外部雰囲気の影響を遮断しているために長期間劣化せず、耐環境性に優れていることから信頼性の高い装置となっている。今回の事象は、嵌合部（セレーション構造） R02の僅かな隙間が起因となって発生したものである。なお、今回と同様のメカニズ 3/24
ムによる故障については、当該断路器メーカにおいても過去に例はなかった。
（6 月 4 日 資料 1-4 P10）
なお、過去の研究における一つの指標として、GIS(ガス絶縁開閉器)の事故確率としては、0.202×10-3 件/(台・年)という数値がある。

占部

電源は重要であることから、多重化・多様化している。
今回の事象も、すべての電源がなくなったものではなく、３号機においては外部電源として５００ｋＶ送電線２回線、亀浦変電所からの配電線、また、非常用
ディーゼル発電機や空冷式非常用発電装
置など多種多様な電源が待機状態であったとともに、設計どおりに約１０秒で非常用ディーゼル発電機から受電されている。
しかし、一時的とは言え１，２，３号
機すべての外部電源が喪失したことに鑑み、今後、試験を再開する際は１，２，３号機が同時に停電しないよう模擬負荷装置を使用することとしている。
（6 月 4 日 資料 1-4 P3,4,24,26）

藤川

参考-13

R02
3/24

番号

4

5

委員コメント

四国電力回答

同一構造の断路器において、既にいくつか放電したものを確認したとのことだが、この構造をもった断路器については、同様の故障が一般的に生じ得るという認識なのか。

メーカ等の使用実態からは、短絡まで起こった事例はなかったと聞いているが、同一構造の断路器においては、嵌合部で隙間が生じて、今回のような放電が起こり得るという前提に立って、部分放電の検知に関して常時計測することで対応したい。
なお、メーカと協議しながら、恒常的な対策についても検討していく。

調査結果の運転履歴の確認事項において、「メーカ動作確認回数である 10,000 回を十分に下回り（約 350 回）」とあるが、メーカが実施している動作確認とはどのような試験なのか。

メーカでは、断路器の機械的強度を確かめるため、ＪＥＣ（電気規格調査会標準規格）に基づき、電圧をかけない状態
で開閉動作を 10,000 回行う耐久試験を実施し、開閉に伴う機械的な損耗がないことを確認している。
今回は、約 350 回程度しか開閉動作をしていない断路器で発生した事象であり、開閉に伴う機械的損耗ではなく、嵌
合部の隙間で生じた放電が原因で短絡したものと推定している。

参考-14

日付

R02
6/4

R02
6/4

コメント
委員

中村

中村

５．伊方発電所 連続発生したトラブルの総括評価について
番号

1

2

委員コメント

四国電力回答保全や保守の管理の状況が今
今回のトラブルの連続発生を機に、伊どうなっているか、それが最近 方発電所の保守管理プロセスを調査した
低下したことはないか、そして、 ところ、①点検計画の策定、②保全の実
今後に向けてどう改善していく 施、③保全の有効性評価、④保守管理のかというか、定量的なものをど 有効性評価といったプロセスが定められ
うやっていくか、というような たとおりに実施されており、各トラブルことを説明していただきたい。
の発生原因が保守管理プロセスに起因するものではないことも確認できたことから、同プロセスは有効に機能していると確認できた。
今後も、保守管理プロセスを適切に運用することにより、保守管理の継続的な改善を図っていく。
（6 月 4 日 資料 1-5 P30）
トラブルを未然に防ぐための
伊方発電所では、「①点検計画の策定
努力、保守管理における不適合 →② 保 全 の実 施 →③保 全の 有 効 性評 価の未然防止の活動としては、通 →④保守管理の有効性評価→①」といっ
常は何がなされていて、疎かに たＰＤＣＡサイクルを回すことにより、なったということはないかとい 保守管理を実施している。
うことを、実際に起こったトラ
今回の４事象については、下記のとおブルの中で確認をしたい。
り、いずれも発生原因は保守管理プロセ
併せて、それに関連する教訓、今 スに起因するものではないことを確認し後の改善というものがあれば教 ている。
えていただきたい。
○事象Ⅰ（運転上の制限の逸脱）
・事象Ⅱ（制御棒引き上がり）
・事象Ⅲ（落下信号発信）は、設備故障が発生した事象
ではなく、保守管理プロセスに起因するものではない。
○事象Ⅳ（所内電源一時的喪失）は、過去に経験のない故障によるものであり、保守管理プロセス自体に不備があった訳ではない。
なお、事象Ⅳについては、過去に経験のない故障によるものであり、本事象を想定した保全項目は設定していなかったが、これまで運用してきた保守管理プロ
セスに沿った是正処置を検討し、当該機器の監視強化等を行うこととした。
（6 月 4 日 資料 1-5 P30）

参考-15

日付

R02
2/18

R02
2/18

コメント
委員

村松

村松

番号

委員コメント
原子力安全を考えると、安全文化の醸成は大事。日本のような文化で外国ではできることが定着できるのか。具体的な施策はあるのか。

3

4

安全文化の醸成については日
本と外国とではやり方が全然違う。日本は管理をするという発想だが、外国は無条件でスタッフを尊重したうえで、スタッフが十分に勉強していなければ、勉強を促すということを繰り返して、全体のレベルを上げていくやり方。これは「ＯＥＣＤ/Ｎ
ＥＡ（経済協力開発機構／原子力機関）※」で実施している。日
本と外国とでは風土が異なるので、日本は日本の文化として、どうやっていくかというのを経験を積み重ねながらやって行ってほしい。

四国電力回答日付

従来から伊方発電所では、安全文化醸
成活動の目標として、ＷＡＮＯ文書を参考に「健全な安全文化の特性」を定めており、その特性の一つに「継続的な学習」も含まれている。
また、Ｒ２年３月 31 日に新規制定した「原子力発電所 安全文化育成および維持活動要領」において、目標、計画、実 R02
施、評価の手順を定めている。
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この活動の有効性については、年度業
務計画の実施状況評価、意識調査（アンケート）及びＣＡＰ（改善措置活動）による傾向監視の評価や、ＪＡＮＳＩやＷ
ＡＮＯによる外部評価を総合的に評価し、評価結果を次年度の活動へ反映して継続的に改善を進めていくこととしており、これらの取り組みは、海外の考え方とも合致している。
（6 月 4 日 資料 1-5 P32,33）
一方、ＯＥＣＤ/ＮＥＡにおいては、「国の文化は安全文化を醸成し強化するために考慮すべき要素の１つ」との考え方が示されている。当社としては、今後とも、海外の良いところを取入れつつ、日本のやり方で安全文化醸成を進めていくのが良いと考えており、新規制定した上記要領に基づく活動に加え、双方向のコミュ
ニケーション形式による幹部と発電所員
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等の意見交換を継続して実施していくことで、安全文化醸成を進めていく。
3/24（6 月 4 日 資料 1-5 P20～23、35）※

安全かつ環境的にも受け入れられる経済的なエネルギー資源としての原子力エネルギーの発展に貢献することを目的として、原子力
政策・技術に関する情報・意見交
換、行政上・規制上の問題点の検討、各国法の調査及び経済的側面の研究等を行っているＯＥＣＤの
専門機関。

参考-16

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委員

森

中村

番号

委員コメント

四国電力回答5

事象が重なったことについて、トラブルの未然防止のためのチェックがどうなっているのか等の要望を原子力安全専門部
会でしており、今回の報告書を読んで、前向きに答えていただ
いていると感じた。
新しいチームでチェックする
ことについては、前向きであり評価できる。作業要領書の充実とレビューの新チームの設置
は、特に画期的であり、今までは規制側の対応だけであったが、これに対して、この機会により良くするという発想で一歩踏み出した。今後、このチームがどれくらいの実効性を持ってやれるかが重要。また、どう運営していくかにかかっている。部会でもその予定について、伺っていきたい。

作業計画段階において、作業要領書や作業実施時期の妥当性に対するレビューを実施するとともに、継続的な改善を行うため、新チーム(プロセス管理チーム)
を本年４月１日に設置し、活動を開始している。
今後、本チームにおいてレビュー機能の有効性を検証し、組織に係る保安規定の変更認可を得て恒常的な組織を設置することとしている。
（6 月 4 日 資料 1-5 P34,40）

作業要領書の充実などがある
が、作業員が個人で勉強するのか、グループで勉強するのか手順の確認のやりかたも踏まえて、新チームでレビューしていくのが良いのではないか。

作業関係者は、事前に、グループで作業要領書の内容を確認して、作業当日も再度確認を実施している。
本年４月１日に設置した新チームは、工事施工会社から提出、作業担当課が確認した作業要領書について、リスクの低減や品質保証の観点からレビューを実施
し、必要に応じ作業担当課と協議したう
えで作業要領書の見直しが実施される。
この流れを継続することにより、作業担
当課と新チームの間で十分なコミュニケーションが図られ、関係者の「問いかける姿勢」に対する理解が更に深まっていくものと考えている。
また、今後とも、見直し後の作業要領
書を用いて作業関係者による読み合わせを行うことで、より確実な作業を実施していく。
（6 月 4 日 資料 1-5 P40）
伊方発電所では、信頼性保全分析により故障時のプラントへの影響度合い・故障発生の可能性等を踏まえて保全重要度を決定するなどし、設備ごとに保全方式
や点検計画を定めて、保守管理を実施している。（6 月 4 日 資料 1-5 P29）
設備によっては、停止時にしか点検できないものもあれば、必ずしもそうではないものもある。停止時にしか点検できない設備についても、運転中に状態監視を行うなど、トラブルを未然に防ぐための取り組みを行っている。

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もう少し密に点検を行ってい
れば、連続して４つのトラブルは起きなかったと思われる。停止時に点検を一斉に行うとトラブル等が重なる確率が高くなると考えられるため、発電所の運転中でも可能な点検について
は、こまめに実施してほしい。

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委員

村松

中村

高橋

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委員コメント

四国電力回答6 月 4 日 資料 1-6 の No.10 の回答「事象Ⅰ～Ⅲは設備の故障ではないので保守管理プロセスに起因するものではない」について解釈を確認したい。
保全に関する活動は、ハード
ウェアの信頼性を確保する活動（保守管理プロセス）と作業管理の信頼性を確保する活動（トラブルが発生しないように作業計画すること）があり、保守管理
プロセスに劣化はなかったと認識しているが、作業管理の信頼性を確保する行動にも劣化はなかったとの認識で良いか。

6 月 4 日 資料 1-5 での整理としては、
保守管理プロセスは委員のご理解どおり
ハードウェアの信頼性を確保する活動であり、一方、作業管理の信頼性を確保す
る活動については、保守管理プロセスとは別と整理し、その妥当性を定期検査プ
ロセスの調査で確認している。
調査の結果、保守管理プロセスは適切に運用されており、事象Ⅰ～Ⅲともハードウェアの故障ではなく、事象Ⅳは過去に経験のない故障であったことから、共通原因として保守管理プロセスの劣化があったわけではない。
一方、定期検査プロセスについては、
適切に実施されてきており同プロセスに劣化があったわけではないが、事象Ⅰ、Ⅲ、Ⅳの発生を踏まえて、新チームを設置し、独立した立場から、作業担当部門が策定した作業計画の妥当性を確認するとともに、継続的な改善を図るなどの改善策を実施することとした。
事前のリスク評価については、従来からの取組みとして、定期検査を行う際には、作業計画段階において、停止時リスクの定量的評価を確認して周知するとともに、自主的な安全性向上のほか、規制庁において新たに定められた安全性向上
評価届出制度の中で確率論的リスク評価等を実施しており、教育・訓練等への反映を進めている。
さらに、本年４月に設置した新チーム
では、作業実施時期の妥当性について、安全上重要な機器の作業が原子力安全リ
スク上問題のない時期に計画されていることを確認するといったレビューを行う
こととしている。
事象の重要度評価については、新検査制度に基づく原子力規制検査においても評価されることになっているが、事業者としてもこうした評価を実施したいと考えており、そのために確率論的リスク評
価モデルの高度化等に取り組んでいる。
定量的なトレンド分析については、規制で用いられる安全実績指標の他にも自主的に採取しているデータがあり、ハード、ソフトの観点から分析できるようにしている。

定量的リスク評価には、事前のリスク評価、起こった事象の重要度評価及び定量的なトレン
ド分析という３つの重要な役割があるが、それぞれどのような取組みを進めているのか。

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委員

村松

村松

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委員コメント

四国電力回答

再発防止策として新設する、作業計画等を独立した立場からレビューする新チームにおいては、リスク評価の活用は、非常に相性がよく、その業務に役立つと思うので、研鑽を重ね、また会社としても配慮してほしい。

新チームでは、原子力安全リスクに係るレビューも実施することとしており、安全上重要な機器の作業が原子力安全リ
スク上問題のない時期に計画されていることを確認することとしている。
（6 月 4 日 資料 1-5 P40）
新チームは、本年４月１日に活動を開始したばかりであるが、レビュー業務について試行を重ねつつ、チームとしての技量を上げていく。
新チームが行う作業要領書な
新チームの活動は、トラブルを少なくどのレビュー活動と、例えばＣ するという観点では、新検査制度におけＡＰなどの新検査制度における る取り組みと関係している。四国電力と取り組みは、両者の状況を見な しては、リスク情報の活用とＣＡＰ制度
がら、協力した形で進めるのが の活用等パフォーマンスベースの取り組
合理的と感じるがどうか。
みによって、新検査制度を円滑に導入していきたい。
日本の文化に即した方法とし安全文化は、いろいろな活動のベースて、双方向のコミュニケーショ となるものと考えている。その中で、社ンにより、安全文化の醸成を図 長と原子力本部長が発電所員や関係会社っていくこととしているが、安 等と行ったひざ詰めでの意見交換等の双全管理とは峻別したかたちで進 方向コミュニケーションについては、相めることができると理解してい 手が本音を言ってくれるであろう取組み
いか。
であるため、安全管理とは異なり、自発的な活動を推進できるものと考えている。
安全文化については、日本と４年に一度実施されているＷＡＮＯの海外とでは考え方や捉え方にか ピアレビューでは、海外の発電所に勤務なり違うところはあるが、ぜひ、 するピア（仲間）からレビューを受けて海外における取組みも参考にし いる。また、ＪＡＮＳＩからは定期的にながら、トラブルの未然防止に 海外の良好事例についての紹介を受けて努めてほしい。
いる。これらの取り組みを有効活用する
ことにより、トラブルの未然防止に努めていく。
ひざを突き合わせて話し合う
社員が自律的に問題点を見出すために
こ と は 日 本 的 で い い と は 思 う も、「問いかける姿勢」醸成の取り組み
が、それが「言いやすいこと」を を実施している。
担保していることには必ずしも
また、「言いやすい」環境を醸成するならない。現状の取り組みに修 ためにも、引き続き関係者間で緊密なコ正を求めるものではないが、社 ミュニケーションを実施することや、他員が自律的に問題点を見出し、 社ベンチマークにより良好事例を積極的議論できる素地を作ることが大 に取り入れるといった職場環境の改善活事だと思われるため、その点、今 動を継続していく。
後、より考えていただきたい。
（6 月 4 日 資料 1-5 P36）

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委員

村松

中村

中村

中村

森

６．全般
番号

委員コメント

四国電力回答日付

各トラブルの 6 月 4 日 資料 1-1～1-4 に現場の状況が分かる写真を追加した。

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委員も、発電所の細かな設備がすべてわかるものではない。
例えば、電源の構成とか、燃料の移動など動画等があれば理解が進むと思う。

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コメント
委員

中村