資料 No.４

最近の異常事象について

1□

敦賀発電所１号機
原子炉給水ポンプミニマムフロー配管曲がり部からの漏えい

2□

大飯発電所１号機
Ｂ－非常用ディーゼル発電機の待機除外

3□

大飯発電所１号機
１次冷却材ポンプ封水注入フィルタからの漏れに伴う点検停止

平 成 １ ９ 年 ９ 月 ７ 日
福井県安全環境部原子力安全対策課

１
敦賀発電所１号機
概原子炉給水ポンプミニマムフロー配管曲がり部からの漏えい

要
概略系統図

漏えい箇所
復

高圧給水加熱器

水張り範囲
M

復水器

Ａ

低圧給水加熱器より

低圧
タービン

高圧給水加熱器

器

M

発電機
M

M

Ｂ
M

原子炉給水ポンプ

第１段 第２段 第３段

凡 例
：流れ方向
：オリフィスＣ
原子炉給水ポンプ

復水ポンプ

調査結果

水

ミニマムフロー配管

原子炉圧力容器敦賀発電所 1 号機は、平成１９年２月１６日から第３１回定期検査中であるが、７月下旬に予定していた原子炉起動に向けて原子炉給水系統の水張りを行い、７月２２日に復水ポンプ１台を運転した状態で、当該系統の点検を行ったところ、タービン建屋１階ヒータ室において、原子炉給水ポンプＡのミニマムフロー配管曲がり部から水の滴下が確認された。
このため、直ちに当該配管を隔離して水抜きを行い、漏えいを停止させた。
漏えい量はわずかで、放射能は検出限界（4.8×10-2Bq/cm2）未満であった。
なお、本事象による周辺環境への影響はない。

：取替個所

復水脱塩装置低圧給水加熱器

点検・調査の結果、以下のことが確認された。
・当該ミニマムフロー配管は、各原子炉給水ポンプ（全３台）の起動および停止時に流す水（ミニマムフ漏えい箇所写真ローという）を復水器に回収している配管で、今回、水漏れが確認された部位は、流れる水の量を制限

内面観察結果10mm【断面マクロ観察写真】

するために配管内に設置されたオリフィス下流側（復水器側）の曲がり部背側であった。

【内面観察写真】

A・当該部を切断し内面目視した結果、オリフィスからの流れが直接衝突している曲がり部の位置（背側）

A´配管内面A´

流れ方向に局所的な減肉が認められ、減肉部を拡大観察したところ、くぼみ状の浸食が確認された。

流れ方向

貫通部

【断面マクロ観察写真】

・流れる水の圧力や温度を評価したところ、当該オリフィスを通った水は下流側で一部が減圧沸騰し、ニ貫通孔約 0.2mm

A

約 30mm相流（蒸気と水が混在した流れ）となっていたものと推定された。

配管外面

A´
減肉範囲
切断線

・当該配管には同様なオリフィスが他に２個あるが、これらを含め肉厚測定を実施した結果、漏えい箇所【ＳＥＭ観察写真】

約 15mm以外で明らかな減肉や計算必要厚さを下回る箇所はなかった。

流れ方向
配管仕様
外径：約 114mm

推定原因
原子炉給水ポンプＡのミニマムフローを流した際、当該オリフィス下流の流れ（ニ相流）が曲がり部背側に衝突して、浸食（エロージョン）による減肉が発生した。この減肉がポンプの運転・停止に伴い徐々に進行し、貫通に至り漏えいしたものと推定された。

対［配管を流れ方向に半割りにした状態］

肉厚：約 11mm
材質：低合金鋼

対

くぼみ状の浸食が見られた

1mm

策
＜現策

局所的に減肉していた状＞

復水器へ

復水器へ
低 ←流速

＜対策後＞

→ 高

ｷｬｯﾌﾟ式ﾀｰｹﾞｯﾄ構造いることを確認したが、Ｂ号機のミニマムフロー配管において、同様の位置の曲がり部で明らかな減肉が認められたことから、念のため、当該部については新品の配管に取替えた。

給水ポンプより・原子炉給水ポンプＢおよびＣのミニマムフロー配管について肉厚測定を実施し、計算必要厚さを上回って給水ポンプより・当該曲がり部については、二相流の衝撃を緩和する構造のキャップ式ターゲット方式の配管に取替えた。

オリフィス

オリフィス

・今回の事象を踏まえ、復水器に接続されている配管で、浸食（エロージョン）による減肉が発生する可能性のある部位のうち、未点検部位について肉厚測定を実施し、計算必要厚さを上回っていることを確認した。

減圧沸騰により高速のニ相流が発生

曲がり部の背側に衝突したニ相流の衝撃により浸食による減肉が発生。
この減肉が徐々に進行し貫通。

Ｔ分岐管の先端部に取付けたキャップ部に停滞した水で、流体の流れを直接受け止め、その衝撃を緩和しＴ枝管側に流れを逃がすため、減肉しにくい。

大飯発電所１号機 Ｂ－非常用ディーゼル発電機の待機除外

２

事象の発生状況
平成19年７月11日
８月10日

第21回定期検査終了

Ｂ－非常用ディーゼル発電機（以下、Ｂ－Ｄ／Ｇ）の定期負荷試験（１回／月）を開始
Ｂ－Ｄ／Ｇのシリンダ冷却水フランジ部からの水漏れを確認したため手動停止
漏えい箇所確認の結果、フランジ部パッキンに損傷を確認→ 機能に影響があるため運転上の制限を逸脱しているものと判断
11時35分 Ａ－Ｄ／Ｇの起動試験を実施
16時30分 Ｂ－Ｄ／Ｇのフランジ部パッキン取替え作業開始
23時46分 Ｂ－Ｄ／Ｇの起動試験を実施
８月11日 1時23分 Ｂ－Ｄ／Ｇを待機状態に復帰
9時34分
10時15分
10時35分

原因調査状況
・漏えい箇所を調査した結果、経年変化によるパッキンの硬化やひび割れが確認された。
→ 非常用ディーゼル発電機の運転とともにひび割れが進展・破断し、シリンダ冷却水が漏えい
当該パッキンについて工場調査を行うとともに、詳細な原因調査を実施中
シリンダ部の断面図

フランジ部の拡大図
シリンダカバー：冷却水の流れ
冷却水出口主管

約１２０ｍｍ

冷却水上導管

漏えい箇所
シリンダカバーパッキンの点検結果

漏えい箇所の写真：冷却水の流れ

フランジ部

フランジ
シリンダブロックパッキン

シリンダブロック

約４９ｍｍ

マーキングは漏えい時のフランジ端面跡

Ｎｏ．１
シリンダ部
冷却水入口主管

約８２ｍｍ

水漏れの概要パッキン
シリンダブロック

フランジ
漏えい

漏えい箇所

【パッキンの仕様】
材 質 ：ニトリルゴム
厚 さ ：約３ｍｍ

当初の締め付け跡

ひび割れ

大飯発電所１号機 １次冷却材ポンプ封水注入フィルタからの漏れに伴う点検停止
推定原因
推定原因

事象の状況
事象の状況
・体積制御タンクおよび加圧器の水位低下傾向確認（９月３日２１時１５分頃）
・補助建屋床ドレンタンク水位上昇傾向を確認
・Ａ－封水注入フィルタ付近での水漏れ確認（９月３日２１時３０分頃）
・封水注入フィルタ切り替え Ａ→Ｂ
・Ａ－封水注入フィルタ出入口弁閉止（漏えい停止９月４日２３時３９分）
・点検のため、原子炉停止（９月５日 ０時４９分）
・プラント排気筒からの放出：約１.４×１０９Ｂｑ（保安規定に定める放出管理目標値３.９×１０１５Ｂｑ／年）
・周辺のモニタリングポスト：指示値変動なし → 周辺環境への影響なし

点検結果
点検結果
・漏えい試験により、フランジ端面の一部が漏えい箇所であることを確認
・漏えい箇所にてＯリングが破断し、フランジ端面からはみ出していることを確認
・フランジ隙間寸法に偏りが見られ、漏えい箇所が最大となっていた

・７月３０日に実施したフィルタ取替において、蓋の締め付けが片締め状態となった。
・９月１日にＡ－封水注入フィルタに通水したところ、片締めにより隙間が広くなっていた箇所で系統水の圧力によりＯリングが押し出され、伸びの限界を超えたため破断に至り、漏えいが発生した。

対対 策策・隙間管理を実施した上でＡ，Ｂ－フィルタともＯリングを取り替える。
・ Ｏリングを使用する容器等のフランジ部の復旧手順書に隙間管理を明記
・Ｏリングを使用しているその他の１次系フィルタの隙間確認を実施済み
・請負工事に関する心得集に事例を追加するとともに、協力会社作業員に周知徹底

概概 要
要 図
図
プラント排気筒
原子炉格納容器Ｍ

補助建屋

モニタ指示値が約870cpmから約900cpmへとわずかに上昇

フランジ片締め状態
水濡れ箇所

約240mm

蓋

流出水

フィルタ
容器本体

約750mm

漏えい箇所

Oリング溝

隙間約0.05mm→

出口弁

Ａ

入口弁

床ドレン
目皿
補助建屋
床ドレンタンク

水位上昇（約３．４ｍ3
約６．８×１０５Ｂｑ)

封水注入
フィルタ

1次冷却材ポンプ

充てん／高圧注入ポンプ（Ａ，Ｂ）

Ｏリング
破断箇所

隙間が大きいため、Ｏリングのはみ出しが発生

隙間0.03mm未満→

Ｂ
Ｎｏ１シール
供給漏えい試験により確認された漏えい箇所←隙間最大（約0.35mm）

本体

フィルタ全体写真

ﾓＮｰｏﾀ．
１
シール＜Ｏリング外表面切断箇所＞

本体

圧力がかかった状態
出口弁 入口弁Ｎｏ３シール
供給

Ｏリング←隙間約0.06mm

隙間Ｏリングが破断し、漏えいが発生

Ｏリングが局所的に伸びた。

体積制御タンク

原子炉容器

加圧器

蒸気発生器

冷却材脱塩塔Ｎｏ１シール
封水クーラ
戻り

Ｎｏ３シール
戻り－漏えいメカニズム－

蓋
封水注入フィルタ室

水位低下

事象発生メカニズム
事象発生メカニズム－点検結果－

排気筒ガスモニタ

水位低下

３