平成17年12月７日
原子力安全対策課( １７ － ９３ )＜16時資料配付＞

原子力発電所のトラブルに対する国際評価尺度（ＩＮＥＳ）の適用について（美浜１号機）このことについて、経済産業省原子力安全・保安院より別紙のとおり連絡を受けた。

＜尺度適用発電所および事象＞
・

美浜発電所１号機（評価対象外）『補助建屋排気筒下部のひび割れ及びドレン管の接続不良』（平成17年４月28日、６月20日 記者発表済）

・

美浜発電所１号機（０－）
『１次冷却材ポンプNo.３シールからの補給水の漏えい』（平成17年９月29日、10月19日 記者発表済）

問い合わせ先(担当：三木)
内線2354・直通0776(20)0314

別 紙

平 成 １７年 １２月 ７日
経 済 産 業 省
原 子 力 安 全 ・保 安 院

原子力施設のトラブルに対する国際原子力事象評価尺度(INES)の適用について

平成１７年１２月５日、経済産業省において総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会ＩＮＥＳ評価小委員会（委員長：班目春樹東京大学大学院工学系研究科教授）を開催し、別添のとおり評価を実施した。
評価結果は下記のとおりである。
なお、本小委員会は当省所管の原子力施設で発生したトラブルに対して、専門的・技術的立場から国際原子力事象評価尺度に基づき評価を行うために設けられているものである。
記
発 生 日
平成 17 年 ７月 ３ 日

施 設 名
東京電力㈱
柏崎刈羽原子力発電所
５号機

件

名

評価結果

復水器真空度低下によるタービン停止に伴う原子炉自動停止

０＋

平成 17 年 ８月 10 日

日本原子力発電㈱東海第二発電所

電動機駆動原子炉給水ポンプ出口弁弁棒の破断

０－

平成 17 年 ８月 22 日

東京電力㈱福島第一原子力発電所
５号機

炉心スプレイ系テストバイパス弁弁棒の破断

０－

平成 17 年 ９月 29 日

関西電力㈱
美浜発電所
１号機

１次冷却材ポンプ No.3 シールからの補給水の漏えい

０－

平成 17 年 10 月 ９ 日

東京電力㈱福島第一原子力発電所
２号機

原子炉冷却材再循環ポンプ１台の自動停止

０－

関西電力㈱
補助建屋排気筒下部のひび割れ及び美浜発電所
ドレン管の接続不良
１号機※：前回（８月２４日開催）の本小委員会において評価されたもの
平成 17 年 ４月 28 日

評価対象外

【本発表資料のお問い合わせ先】
原子力安全・保安院原子力防災課
原子力事故故障対策室 市村、中島
電話：03-3501-1511(内線 4911)
03-3501-1637(直通)※別添１
原子力施設のトラブルの評価について
１.発電所
東京電力(株)柏崎刈羽原子力発電所５号機（沸騰水型：定格電気出力１１０万キロワット）
２.発生年月日
平成１７年７月３日
３.件名「復水器真空度低下によるタービン停止に伴う原子炉自動停止」
４.事象内容定格出力で運転中の５号機において、定期検査に向けたプラント停止準備としてタービングランドシール蒸気（以下「ＴＧＳ」という。）を蒸化器側から補助ボイラー側へ切り替える操作を実施していたところ、７月３日１４時３７分頃、復水器真空度低下によりタービンの保護装置が作動し、タービン、発電機が停止し、これに伴い原子炉が自動停止した。
点検調査の結果、補助ボイラー蒸気供給弁がほとんど開いていない状態で止まっていた。これは、補助ボイラー蒸気供給弁のトルクバイパスリミットスイッチ（以下「ＬＳ」という。）設定位置を弁ストロークの５％開度としていたが、弁の点検、手入れによって弁体が落ち込んでいたため、弁ストロークの５％開度では、実際に弁はほとんど開かず、その状態で高いトルクがかかったため弁動作が停止したものであった。
運転操作については、操作手順書には当該弁が「全開」でなくてもよいとの誤解を与える記載であったこと、当該弁の開操作後、蒸化器側及び補助ボイラー側のＴＧＳ制御弁の開度が同程度であることを確認するよう記載があり両制御弁の状態がこれに合致していたことから、補助ボイラー蒸気供給弁がほとんど開いていない状態で停止したことを正常な動作であると誤認識して、次のＴＧＳ切替操作へと継続していた。
本事象は、ＴＧＳを蒸化器側から補助ボイラー側へ切り替える操作において、補助ボイラー蒸気供給弁の開動作中において弁体と弁座の離脱する前にＬＳが解除されたことで、トルクスイッチによって当該弁が全ストロークの５％開度で停止し、その状態のままで、蒸化器側の蒸気供給弁（制御弁の前弁）の閉操作を行ったため、補助ボイラー側からＴＧＳが十分に供給されず、ＴＧＳ圧力が低下し、タービン軸封部を通じ復水器内へ空気が流れ込んだ。このため、復水器真空度が低下し、タービンの保護装置の作動により、タービン、発電機が停止し、原子炉の自動停止に至ったと推定される。
５.評価結果及び判断根拠(1) 基準１：－（判断根拠：発電所外における放射性物質の影響はなく、評価に関係しない。）(2) 基準２：－（判断根拠：発電所内における放射性物質の影響はなく、評価に関係しない。）(3) 基準３：レベル０＋（判断根拠：本事象は、ＬＳ設定不良により補助ボイラー側からＴＧＳが十分に供給されず、復水器内真空度が低下し、タービン、発電機が停止し、原子炉が自動停止したものであり、原子炉施設の安全性に影響を与え得る事象であるので、レベル０＋と判断される。
(4) 評価結果［基準１：－、基準２：－、基準３：レベル０＋］の結果として、レベル０＋

別添２
原子力施設のトラブルの評価について
１.発電所
日本原子力発電（株）東海第二発電所（沸騰水型：定格電気出力１１０万キロワット）
２.発生年月日
平成１７年８月１０日
３.件名「電動機駆動原子炉給水ポンプ出口弁弁棒の破断」
４.事象内容平成１７年４月２３日から定期検査中の東海第二発電所において、８月９日２２時に原子炉を起動していたが、原子炉圧力上昇に伴う操作において、８月１０日１４時２０分頃、電動機駆動原子炉給水ポンプ（Ｂ）出口弁が正常に作動しない事象が発生した。
調査を実施するため、１８時５４分に原子炉を手動停止した。
点検調査の一環として、当該出口弁を開放した結果、弁棒はバックシート直上部（くびれ部）で破断していた。また、Ａ系出口の弁棒についても点検した結果、Ｂ系出口弁弁棒破断部と同一の部位でほぼ全周にわたりひび割れが確認された。
Ｂ系出口弁弁棒の破面を詳細に観察した結果、破面は結晶粒の境界（粒界）に沿った割れが主で、粒界型の応力腐食割れ（以下「ＳＣＣ」という。）又は脆性破壊の特徴を示していた。また、Ａ系出口弁のひび割れ部の破面観察の結果、Ｂ系出口弁と同様に粒界に沿った割れが主であった。
弁棒スラスト荷重調査の結果、Ａ、Ｂ系出口弁は高速の電動弁であるため、トルクスイッチによる電動弁停止信号が入力されても慣性による隋走が大きく、弁棒に加わる荷重が増加し、最終的にはトルクスイッチ作動時の２倍を超える荷重となることが判った。
ＳＣＣ発生の条件を材料、環境、応力の面において調査したところ、弁棒のくびれ部は、材料・環境・応力の状況からＳＣＣ発生の可能性が高い状況にあると確認された。
Ａ、Ｂ系出口弁の分解点検については、作動試験において異常が認められた場合に実施することとしていたが、これまでの作動試験において異常が確認されたことはなく、分解点検の実績は無かった。
本事象は、Ｂ系出口弁の弁棒くびれ部において材料・環境・応力の要因により粒界型ＳＣＣが発生し、運転開始（昭和 53 年）以降の使用期間を経て深さ最大約２０ｍｍ程度まで進展し、今回の定期検査での開操作によって、弁棒に加わったスラスト荷重により当該部が破断したものと推定される。
５.評価結果及び判断根拠(1) 基準１：－（判断根拠：発電所外における放射性物質の影響はなく、評価に関係しない。）(2) 基準２：－（判断根拠：発電所内における放射性物質の影響はなく、評価に関係しない。）(3) 基準３：レベル０－（判断根拠：本事象は、ＳＣＣ発生により、電動機駆動原子炉給水ポンプ（Ｂ）出口弁弁棒が破断したものであるが、原子炉施設の安全性に影響を与えない事象であるので、レベル０－と判断される。）(4) 評価結果［基準１：－、基準２：－、基準３：レベル０－］の結果として、レベル０－

別添３
原子力施設のトラブルの評価について
１.発電所
東京電力(株)福島第一原子力発電所５号機（沸騰水型：定格電気出力７８万４千キロワット）
２.発生年月日
平成１７年８月２２日
３.件名「炉心スプレイ系テストバイパス弁弁棒の破断」
４.事象内容定格熱出力一定運転中の５号機において、８月２１日に炉心スプレイ系（以下「ＣＳ」という。）ポンプ（Ｂ）の手動起動試験を実施したところ、系統に必要な流量が確保できないことが確認された。また、その後の調査により、当該系統の定例試験において使用する流量調節用の弁に不具合が生じていると推定されたことから、詳細調査を実施するため、８月２３日７時４３分に原子炉を手動停止した。
点検調査の一環として、当該弁を開放した結果、弁棒が破断していた。当該弁棒の破断の原因を調査した結果、ＣＳポンプ（Ｂ）定例試験に伴い弁棒が振動し、繰り返し応力が発生し、疲労が累積していた。当該弁と同型弁であり、傷等が観察されていないＡ
系テストバイパス弁の弁棒をＢ系の当該弁に組み込み、ＣＳポンプ（Ｂ）を運転したと
ころ、浸透深傷試験（ＰＴ）にて弁棒表面に線状の指示模様が観測され、当該指示模様部の破面にはビーチマークが観察された。
なお、当該弁は前回定期検査において、同発電所６号機のテールガイドの破断事象の水平展開として、弁の構造をネッキブッシュガイド方式に変更された。
本事象は、前回定期検査において、当該弁の構造を従来のテールガイド方式からネッキブッシュガイド方式へ変更したことにより、流量調節時に当該弁棒が振動し、振動により局所的に高いピーク応力が加わり、その結果、疲労によるき裂が発生し、弁の開閉操作毎にき裂が進展し、破断に至ったものと推定された。
５.評価結果及び判断根拠(1) 基準１：－（判断根拠：発電所外における放射性物質の影響はなく、評価に関係しない。）(2) 基準２：－（判断根拠：発電所内における放射性物質の影響はなく、評価に関係しない。）(3) 基準３：レベル０－（判断根拠：本事象は、炉心スプレイ系テストバイパス弁の構造変更による当該弁の弁棒の破断であるが、原子炉施設の安全性に影響を与えない事象であるので、レベル０－と判断される。）(4) 評価結果［基準１：－、基準２：－、基準３：レベル０－］の結果として、レベル０－

別添４
原子力施設のトラブルの評価について
１.発電所
関西電力（株）美浜発電所１号機（加圧水型：定格電気出力３４万キロワット）
２.発生年月日
平成１７年９月２９日
３.件名「１次冷却材ポンプＮｏ．３シールからの補給水の漏えい」
４.事象内容平成１７年４月２５日から定期検査中の１号機において、調整運転中に発生したＢ－湿分分離加熱器加熱蒸気ドレン管温度計管台溶接部からの漏えい等に対する点検実施のため、９月２９日１７時１５分から出力降下を開始した。その後、出力降下中の１９時０８分、Ａ－１次冷却材ポンプ（以下「Ａ－ＲＣＰ」という。）の「スタンドパイプ水位注意（水位低）」警報が発信したため、スタンドパイプへの水補給を実施していたが、１９時４３分に再度、同警報が発信したため、格納容器テレビモニタにより確認したところ、Ａ－ＲＣＰのスプラッシュガードから水（シール水）が漏れていることを確認した。
調査を実施するため、１９時５７分、原子炉を手動停止した。
点検調査の結果、Ａ－ＲＣＰからの漏えい水は、全て同ポンプのフランジ上に溜っており、回収量は約２２リットルであり、Ｎｏ．３シール部へ補給されたシール水（１次系純水）が、当該シール部を通じて漏えいしたものと推定された。当該シール部を分解した結果、シールリングスプリングのばね力が納入時（昭和５９年）に比べて、約２割程度低下していることが確認された。当該スプリングは、定期検査毎に長さ及び圧縮量等を計測し、その直前の定期検査の記録との比較は行っていたが、取替実績はなく、経年的なばね力の変化が確認できるような管理が行われていなかった。当該シール部のシーティング力（押さえ力）とシール部での摺動部の摩擦力を評価した結果、当該スプリングは、シーティング力が摩擦力を下回る可能性があると評価された。
本事象は、当該スプリングのばね力が使用期間を通じ徐々に弱まり、シールリングが追従しきれなくなり、シート面の開きが生じ、シール水の漏えい量が増加し、シール水回収ラインからの回収能力を上回ったため、スプラッシュガードから漏えいしたものと推定された。
５.評価結果及び判断根拠(1) 基準１：－（判断根拠：発電所外における放射性物質の影響はなく、評価に関係しない。）(2) 基準２：－（判断根拠：発電所内における放射性物質の影響はなく、評価に関係しない。）(3) 基準３：レベル０－（判断根拠：本事象は、シールリングスプリングのばね力の低下により、Ａ－ＲＣ
Ｐシール水の漏えい量が増加したものであるが、原子炉施設の安全性に影響を与えない事象であるので、レベル０－と判断される。）(4) 評価結果［基準１：－、基準２：－、基準３：レベル０－］の結果として、レベル０－

別添５
原子力施設のトラブルの評価について
１.発電所
東京電力(株)福島第一原子力発電所２号機(沸騰水型、定格電気出力７８万４千キロワット)
２.発生年月日
平成１７年１０月９日
３.件名「原子炉冷却材再循環ポンプ１台の自動停止」
４.事象内容定格電気出力で運転中の２号機において、平成１７年１０月９日２３時５８分、原子炉冷却材再循環ポンプ（Ｂ）「インバータ（Ｂ）重故障」の警報が発生し、当該ポンプが自動停止したことから、電気出力が約３３万キロワットまで低下した。その後、電気出力約１８万キロワットに低下して運転していたが、原因の詳細な調査を行うため、１０
月１０日２３時５７分に原子炉を手動停止した。
点検調査の結果、当該ポンプが自動停止した原因は、インバータの主回路部品（ＧＴＯ)を制御する基板（ＧＵＧ基板）への供給電源が停止したことにより、インバータが停止し、当該ポンプが自動停止したものであった。供給電源は多重性の観点から２系統あったが、両系統とも電源が供給されていない状況となっていた。この両方の供給電源系統を詳細に調査したところ、ヒューズ取付部（ヒューズホルダ）の板バネと端子の接触部に摩耗した跡があるとともに電気抵抗の大きい酸化粉の付着を確認した。
本事象は、インバータの運転に伴う振動により、当該ＧＵＧ基板への供給電源に取付けられたヒューズホルダの板バネと端子の接触部が擦れて金属粉が発生し、これが電気抵抗の大きな酸化粉となって当該部に堆積することにより、接触不良の状態となったことから、当該ＧＵＧ基板への供給電源が停止したものと推定された。また、ＧＵＧ基板への供給電源は２系統あったが，どちらか一方の供給電源が喪失した場合にそれを現場以外で確認できるシステムとなっていなかった。
５.評価結果及び判断根拠(1) 基準１：－（判断根拠：発電所外における放射性物質の影響はなく、評価に関係しない。）(2) 基準２：－（判断根拠：発電所内における放射性物質の影響はなく、評価に関係しない。）(3) 基準３：レベル０－（判断根拠：本事象は、原子炉冷却材再循環ポンプ１台が、当該ポンプインバータＧＵＧ基板への供給電源系統の接触不良に伴う供給電源停止により自動停止したものであるが、原子炉施設の安全性に影響を与えない事象であるので、レベル０－と判断される。）(4) 評価結果［基準１：－、基準２：－、基準３：レベル０－］の結果として、レベル０－

別添６
原子力施設のトラブルの評価について
１.発電所
関西電力㈱美浜発電所１号機（加圧水型：定格電気出力 34 万キロワット）
２.発生年月日
平成１７年４月２８日
３.件名「補助建屋排気筒下部のひび割れ及びドレン管の接続不良」
４.事象内容定期検査中の 1 号機において、伊方発電所１号機の原子炉補助建家排気筒のひび割れの水平展開として、補助建屋排気筒の目視点検を実施したところ、４月２８日１２時１０分、アニュラス部（屋外）にある補助建屋排気筒底部に取り付けられているドレン配管２本が外れていることを確認した。また、当該排気筒底部の一部にひび割れが認められた。
外観等点検の結果、排気筒底板のドレン穴周辺に２２箇所のひび割れ（最大長さ約１１０ｍｍ）が確認され、排気筒底板の内側で溶接により取付けられていたドレン管スリーブ部は、溶接部で破断していた。排気筒底板及びドレン管スリーブを切断し、破断部及び断面を調査した結果、排気筒底板とドレン管スリーブ部との溶接部の厚さが、薄いところでは約０．５ｍｍであった。破面観察では、高サイクル疲労き裂に見られる平坦な組織依存型破面が確認されるとともに、一部に延性破壊により生じるディンプル（くぼみ）模様も確認された。現場形状を模擬したモデルにより振動解析を行った結果、排気筒内を流れる排気による底板の振動により、底板とドレン管の接続溶接部に繰り返し応力が発生し、溶接部厚さが薄い箇所（約０．５ｍｍ）に疲労限を超える応力（最大約１７．５ＭＰａ）が加わると評価された。
本事象は、排気筒内を流れる排気による底板の振動により、溶接部厚さが薄い箇所で疲労限を超える繰り返し応力が働いたため、疲労割れが発生し、その後、溶接部の割れが周方向に広がる過程において、排気筒底板にも繰り返し応力が加わり、底板にひび割れが発生するとともに、最終的に延性破壊によりドレン管が底板から外れたものと推定された。
なお、発電所外及び発電所内における放射性物質の影響はなかった。
５.評価結果及び判断根拠
本事象は、補助建屋排気筒下部にひび割れが発生したものであるが、原子炉施設の安全性に関係しない事象であるので、評価対象外と判断される。

（参考）国際原子力事象評価尺度（ＩＮＥＳ）について１．国際原子力事象評価尺度（ＩＮＥＳ；International Nuclear Event Scale）は、国際原子力機関（ＩＡＥＡ）及び経済協力開発機構の原子力機関（ＯＥＣＤ／ＮＥＡ）が、原子力発電所等の個々のトラブルについて、それが安全上どのような意味を持つものかを簡明に表現できるような指標として策定し、平成４年３月に加盟各国に提言したもの。
２．我が国においても、平成４年８月１日からＩＮＥＳの運用を開始。その運用においては、トラブル発生後原子力安全・保安院が暫定評価を行い、原因究明が行われ再発防止対策が確定した後、総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会に設置されたＩＮＥＳ評価小委員会（委員長：班目 春樹 東京大学大学院工学系研究科教授）が専門的、技術的な立場から検討し、正式評価を行っているもの。同小委員会は、現在、四半期に一回程度の割合で開催。

（原子力発電所の事象の国際評価尺度）
基レ事

ベル

７（深刻な事故）

故６（大事故）

５
所外へのリスクを伴う事故

４
所外への大きなリスクを伴わない事故

準基準１

基準２基準３

所外への影響放射性物質の重大な外部放出よう素131等価で数万テラベクレル相当の放射性物質の外部放出
放射性物質のかなりの外部放出
よう素131等価で数千から数万テラベクレル相当の放射性物質の外部放出
放射性物質の限られた外部放出
よう素131等価で数百から数千テラベクレル相当の放射性物質の外部放出
放射性物質の少量の外部放
出
公衆の個人の数ミリシー
ベルト程度の被ばく

所内への影響深層防護の劣化異３
放射性物質の極めて少量の常 （重大な異常事象） 外部放出
な公衆の個人の十分の数ミ事
リシーベルト程度の被ば象く２（異常事象）原子炉の炉心の重大な損傷

原子炉の炉心のかなりの損
傷／従業員の致死量被ばく

所内の重大な放射性物質による汚染／急性の放射性障害を生じる従業員の被ばく

深層防護の喪失所内のかなりの放射性物質による汚染／法定の年間線量当量限度を超える従業員の被ばく

深層防護のかなりの劣化

１（逸尺度以下

運転制限範囲からの逸脱脱）０（尺度以下）

０＋

安全に影響を与え得る事象

０－

安全に影響を与えない事象

安全上重要ではない事象

評価対象外

安全に関係しない事象