種類

2023-04-25
検査監督総括課
スクリーニング基準①

資料４６－４

1次スクリーニング結果

定例情報交換会議資料

②

③

④

⑤

⑥

暫定

二次
／継続

RIS
U.S. NRC Regulatory Issue
Summaries

0

0

1

0

0

0

0

0

1

GL
U.S. NRC Generic Letters

0

0

0

0

0

0

0

0

0

BL
U.S. NRC Bulletins

0

0

0

0

0

0

0

0

0

IN
U.S. NRC Information Notices

0

0

0

0

0

0

0

0

0

IRS
IAEA International Reporting
System

0

11

3

0

2

0

0

0

16

IRSRR
IAEA Incident Reporting System
for Research Reactors

0

0

0

0

0

0

0

0

0

FINAS
IAEA Fuel Incident Notification
and Analysis System

0

1

2

0

0

0

0

0

3

国内
法令報告、規制検査報告、ニュ
ーシア

0

0

0

0

3

2

0

1

6

INES
IAEA Nuclear Events Webbased System

0

0

0

0

0

0

0

0

0

その他

0

3

0

0

0

0

0

0

3

計

0

15

6

0

5

2

0

1

29

1

スクリーニング基準計①

原子力施設・原子力安全に関する情報ではない場合。

当該事業者におけるソフト面の誤りに起因する設備・運転保守不良等であり、教訓を②取り入れるとしても、事業者による取り組みの範囲にとどまる場合。

設備に原因がある事象であり、我が国の原子力施設とは設備構成や運転条件③
が異なる場合。もしくは、我が国にはないサイト条件等に起因する場合。

設備に原因がある事象であり、我が国④ では規制要求又は事業者の取り組みに
より、対策が取られている場合。
当該国において軽微な事象とみなされる場合など、原因や教訓等有意な情報が得られない場合。ただし、原因や教⑤訓等を含む情報や傾向分析情報が得られた際には、新たにスクリーニングを行う。
原子力規制庁内で既に検討が開始されて⑥ いる場合。ただし、検討状況はフォローする。

1次スクリーニングシートの見方

担当者による情報受領日
もしくは情報公開日。

赤点線枠で囲われた情報
は、国際機関との取り決めのため公開できませんので、墨塗しています。

スクリーニング基準番号（１ページの右欄参照）
注）速報等情報が十分にない場合は暫定評価となります。

国際原子力・放射線事象評価尺度（INES）
元情報に記載がある場合のみ示しています。
7：深刻な事故
6：大事故
5：広範囲な影響を伴う事故
4：局所的な影響を伴う事故
3：重大な異常事象
2：異常事象1：逸脱
0／評価尺度未満：安全上重要でない

2

処理結果
あくまでも説明者の見解であり、原子力規制委員会の判断を示すものではありません。また、スクリーニング
アウトとは、調査分析対象の情報（図書）について、これ以上の調査分析を行わないことを意味します。別情報や更新情報を入手した際は、調査分析を行います。

番号

件名

概要

受領日

担当

1 次スクリーニング
基準／2 次INES

処理結果

IIR2022003 統合検査報告書 事業者：Constellation Energy Generation, LLC.
本件は、米国 NRC による予備的白検査指2022-09-12
事務局②－/277+278 ならびに予備的 プラント：米国ピーチボトム 2、3 号（BWR、各 1112 MWe）
摘事項に関わる検査報告書である。外部電補足情報
白及び明白な違 検査期間：2022-07-01～09-30
源保守のため、RPS 電源構成を変更した状態で、1 系統の RPS の MG セットがト
反
事象：RPSは、AとB系列から構成される安全系プラント
件名：運転員エラーによる原子炉保護系（RPS）電源の喪リップしたため、運転員が通常状態での操保護系であり、電源断により制御棒が急速挿入（スクラム）
失と原子炉スクラムされる。RPS 電源は、PCIS の一部の機能、中性子束監視 作である RPS の電源切替を実施したこと
サマリ：事業者は、品質に影響する措置を適切な手順書を 系、放射線監視系、原子炉計装系、制御棒駆動系の計装 により、RPS 電源の完全喪失となり、原子用いて行わなかった。具体的には、2 号機の B 系列 RPS 用にも使用される。この電源には、2 つの独立した MG セッ 炉スクラム、MSIV 閉、ECCS 作動となっの代替給電中に、A 系列 RPS の MG セットがトリップした トがある。1 台の MG セット喪失でハーフスクラムとなるが、 た。運転員操作ミスの原因は、非通常時のストレス下で、外電喪失時手順書の不遵守
LER277
両 RPS 母線へ 際、あらかじめ用意すべき「部分版」手順書*1 を使わずに、 スイッチにより MG セットから代替給電変圧器（ソリッドス
及び作成することになっていた手順書部分/202200100 の給電喪失によ この状況では不適切な「標準版」手順書を使用。運転員操 テート蓄電池後備系）に切り替えられるので、その容量分る自動原子炉ス 作により、代替給電遮断器が開き、2 号機がスクラム、格 RPS をハーフスクラム状態に維持しなくてもよい。しかし、こ 版を使用しなかったこと（未準備と考えられる）。外電喪失時運転手順書の準備や訓練
納容器隔離系（PCIS）のグループ 1 が隔離（MSIV 閉）、安 の代替電源は、一度に 1 系列のみにしか給電できない。
クラム
における事業者のマネジメントに課題が
全逃し弁（SRV）が作動し、通常ヒートシンクが喪失した。そ2022-04-20 以降、外部電源の保守のため全 4 kV 母線が あったことから、左上の基準にてスクリーニのため、ECCS も作動した。
1 つの外電から給電されていたので、瞬停等による全 RPS ングアウトとする。
*1 手順書：SO 60F.1.A-2/3「母線停電時の RPS MG セッ 電源喪失を防ぐため、各号機の RPS 母線の 1 つを代替電
トと配電システムの再給電」
源に接続。2 号では A-RPS 母線は MG セット①、B-RPS ただし、米国 NRC による予備的白検査指は代替電源①に接続。事業者は、外電喪失時対応手順書 摘の実例として、規制庁検査官と情報共有
根本原因（事業者分析）：運転員の全ての階層において、として、代償措置（トリップした MG セットを再起動するため する。
人的技術パフォーマンスが断絶しており、高ストレス状況での、代替電源に接続している場合の外電喪失対応手順書
は、運転員は知識ベースモード（記憶）で操作し、誤ったス（部分版）を事前に作成すること）を含む SO 60F.1.A-2/3
テップを踏んだ。
標準版〈White Paper〉を事前に準備した。標準版だけだと、是正処置：事業者は、RPS MG セットのトリップに対して、 トリップしていない側の RPS 系列が MG セット給電であるより状況に応じた指示を含む手順書を新規作成し、自己責 ことを確認後に、代替電源に切り替えることが必要。
任活動（制）を導入、本事象の教訓を運転訓練に入れた。
2022-05-16、開閉所の問題で発パフォーマンス劣化：該当。「部分版」手順書を使わずに、 生した外電過渡により 2 号の A 系「標準版」を使用したことは、10CFR50 付録 B 基準 V「品 列 RPS MG セット②がトリップ、質に影響する措置には状況に応じた手順書を使用するこ RPS がハーフスクラム状態となっと」を不満足。予見可能で未然防止可能。
た。A 系列 RPS 電源を復旧する
ため、運転員は SO 60F.1.A-2 標
スクリーニング：軽微を超える。「起因事象」と「緩和機能」
準版を使用し、B 系列に給電するの両監視領域に該当のため。
代替電源の遮断器③を開放した。
その結果、RPS の両系列の電源
重要度：予備的白（低から並の間）。原子炉トリップと緩和
×①
機器の喪失の両方をもたらしたため。MSIV 閉起因事象： が喪失したので、2 号機はスクラ
×①
×②
ム、グループ
1の隔離（MSIV閉）
ICCDP = 6.1E-6 (CCDP) – 2.6E-7 (CDP) = 5.8E-6となった。その後プラントは設計通×③
横断的要素：リソース。リーダーによる運転員教育、指示と り運転されたが、MSIV 閉により炉監視が、人的パフォーマンスを十分に向上させず、結果責 圧高となり、SRV が吹き、再循環
任もとっていなかった。事象前にプラント構成が正しく理解 ポンプトリップ。HPCI と RCIS をされ、手順書がきちんと導入されていることを確認していな 手動起動して、炉圧と水位を安定い。事象中は、時間余裕が与えられず、人的過誤防止ツー 化させた。
図 RPS 電源切替えスイッチ、ML11258A345
ルが適切に使用されていることを確認していない。

3

番号

件名

概要

受領日

IIR2022003 統合検査報告書 事業者：Constellation Energy Generation, LLC.
/317+318 ならびに予備的 プラント：米国カルバートクリフス 1、2 号（PWR、各 845
白及び明白な違 MWe）、件名：非常用ディーゼル発電機（EDG）への異物混入防止の失敗
反検査期間：2022-07-01 ~ 2022-09-30

IR2022090/317

担当

1 次スクリーニング
基準／2 次INES

処理結果

本件は、米国 NRC による予備的白検査指2022-09-12
事務局②－
摘事項に関わる検査報告書と最終重要度
補足情報
評価検査報告書である。2022-02-20 の定
また、異物が 3A 燃料噴射ポンプの上流で混入したとする 例試験中に EDG が故障した事象の直接と、ポンプ内の狭い隙間を通過できないため、事業者は、燃 原因は燃料噴射器への異物混入であったが、事業者は根本原因を特定しなかった。
サマリ：異物排除（FME）の取り組みが不十分であることか 料噴射ポンプと噴射器との間で異物混入した可能性が高い
NRC 検査官は、面談や図書のレビューをと結論づけていたことにも着目。検査官は、1A1の
3A
シリら、1 号機の技術仕様書（TS）5.4.1「手順」につき、指摘事
通じて、事業者の FME プログラムの不適
ンダの最後の保守時（2020年8月）に、異物混入した可能項と明白な違反を特定した。具体的には、事業者は 1A切な実施が原因であり、パフォーマンス劣性が高く、その時に異物検知されるはずだったと特定。そのEDG への異物混入防止に失敗し、2022-02-20 の定例試
白指摘事項の最 験中に当該 EDG が故障し、自動トリップした。
根拠は、この時、工場試験のために 3A 燃料噴射ポンプと 化であることを特定した。事業者の FME プ
終重要度評価燃料噴射器の間のラインを外しており、異物混入の機会が ログラムに係るマネジメントに課題があった
事象：1A-EDG は、2 台のエンジン（1A1、1A2）が 1 台の あったと考えられるから。なお、事業者は、2020 年 8 月の ことから、左上の基準にてスクリーニングア
共通発電機に接続されている（SACM 社製）。燃料交換停 保守中に行ったはずの FME 取り組み完了図書を検査官に ウトとする。
止中の 2022-02-19 に、力率試験として 1A EDG をスロー 示すことができなかった。
ただし、米国 NRC による白検査指摘の実スタート。EDG 遮断器投入（全負荷運転）後、負荷が 5.2
例として、規制庁検査官と情報共有する。
パフォーマンス劣化：該当。「FMEプログラム改14」の1.2から 4.8 MW に変化後 5.2 MW に戻った 2 分後に、1A1
は、SSC への異物混入を防止することによって FME 健全
エンジンが排気ガス温度高警報を発し、エンジンクランク
ケース圧力高でトリップ。エンジンブロック逃がし弁からの 性 を維持するための要件を提供。1.5 は、異物混入を防ぐ
大量の潤滑油漏出とエンジンからの発煙を確認。エンジン ために、FME 領域を設定・維持するのに要する具体的ス
内部調査で、ピストンの焼き付けを含む 3A シリンダの損 テップを規定。検査官は、不適切な FME 作業と管理によ傷を確認。3A 燃料噴射器を分解したところ、内部に異物を り、2020 年 8 月の保守中に 1A EDG への異物混入（検知なし）が発生したと判断。これは、事業者により予見可能で
3 つ発見した。
あり、防げたはずと評価した。
復旧後、事業者は是正措置評価（CAPE）を実施。異物が燃料噴射異常の直接原因と特定。異物はエチレンプロピレ スクリーニング：軽微を超える。監視領域：「緩和機能」
ンジエンモノマーで、ゴム製 O リング材のようだが、EDG 重要度：予備的白（低から並の間）。緩和系 SCC の劣化な
燃料油系とは無関係で両立性もない。事業者は、製造、輸 ので、詳細リスク評価（DRE）が必要となった。DRE による送または保守中のいずれかでシステムを分解したときに異 と、ΔCDP = 7.5 ~ 9.0E-6/yr
物混入したと結論。FME の取り組みやパーツ・ベンダー品質が原因である可能性が高いとみなしたが、どこにギャッ 事業者評価によるΔCDF、LERF（EDG 不能 160.7 日）
1 号 ΔCDF = 5E-6/yr, ΔLERF = 3E-7/yr
プがあるのか特定しなかった。
2 号 ΔCDF = 2E-6/yr, ΔLERF = 2E-7/yr
是正処置：3A シリンダと噴射器を交換し、1A-EDG は
横断的要素：自己満足の回避。事業者は、異物混入を防ぐ
2022-02-24 に復旧。同年 4 月に CAPE を完了した。
ための適切な過誤低減ツールを導入していなかった。
検査：FME プログラムを含め、CAPE、作業指示及び手順について面談とレビューを実施。検査官は、事業者の保守 最終重要度評価（2022-12-05）：白及び異物取り扱い調査に関して、CAPE が厳格さを欠くと 違反：①TS5.4.1「手順」／手順書を作成、実践、維持しない判断。さらに、3A シリンダのコンポーネント（燃料ポンプ、 といけない。②RG1.33「QAP 要件」§9／安全関連機器の燃料噴射器）が 2000 年以降に据付けられていることか性能に影響するような保守を実施するための手順。③事業
ら、異物が製造や輸送中に入ったことを示唆する情報・証 者手順書「FME プログラム改 14」。
拠がないことを確認。異物のモノマーが高圧燃料油環境で長期間残存する可能性は低く、保守中のシステム開放時に混入した可能性が高いと結論。（補足情報欄につづく）

4

番号

件名

RIS2022-02 運転中の漏えい

概要

受領日

目的：米国原子力発電所における運転中の漏えいを扱う 2022-11-10
要求項目を明確化すること。

担当

1 次スクリーニング
基準／2 次INES

処理結果

本件は、米国原子力発電所における運転中の漏えいを扱う要求項目に関して、米国
補足情報規制と ASME 要件との間の混乱を明確化
背景：漏えい検知時点では、コンポーネントの状態が不明 混乱：ASME の解釈 XI-1-92-03 及び XI-1-92-19 によると、するものである。国内においては、実用発なので、運転中の漏えいは安全性に係る懸案の一つであ ASME 要求である圧力試験及び漏えい目視検査（VT-2）実電用原子炉及びその附属施設の技術基準る。コンポーネントの構造健全性を保つための要求事項 施時以外で漏えいが検知された場合は、§XI の IWA-5250
に関する規則の解釈をもとに運用されていが、技術仕様書（TS）策定時に用いられる基本仮定であ に規定されている是正措置の実施は要求されていない。一ることから、上記の基準にてスクリーニングる。すなわち、運転中に ASME BPV のクラス 1，2，3 コン 方、10 CFR50.55a と TS 要求では、プラントウォークダウン
アウトとする。
ポーネントの構造健全性が保たれることを仮定して安全解 のような方法で漏えい（運転中の漏えい）を検知した場合でも、構造健全性評価に ASME 手法を使うことを要求してい析が行われ、それをもとに TS は策定される。
る。特に、SSC の異常がシステムのオペラビリティに影響を
ポンプ故障のような場合、オペラビリティへの影響は容易及し得る場合には、構造健全性評価のために ASME 手法に評価できるが、ASME BPV（以下 ASME と表記）のクラを使用しなければならないとしている。
ス 1，2，3 SCC からの漏えいは、システムのオペラビリティ
への影響を明に示さない。応力腐食割れ、熱疲労、流体加 明確化：運転中の漏えいとは、ASME 要求の圧力試験以外
速腐食等の劣化メカニズムは、限られた漏えいの兆候しか で、プラント運転中に検知されるクラス 1、2、3 SSC の圧示さない一方で、システムの構造健全性に影響する問題と 力境界からの漏えい。運転中の漏えいが観察され、システムがオペラブルであると判断するためには、その SSC の構なり得る。
造健全性を確認するために、10CFR50.55a(g)に規定されこうした SSC の潜在的劣化を特定する深層防護手段の一た適用可能な供用中検査要件に記載の手法を用いなけれつとして、運転中漏えい検知が重要視されている。特に、ばならない。これらの手法は、元のプラント建設コードまた
ASME の§XI の IWB/C/D-3000 は、ひびが視覚的に確認
は§XI に基づいた補修や取替の実施を要求している。もしされた場合に、そのコンポーネントの継続供用を判断する
くは、NRC が承認した代替手法（Code Case N-513 等）のための許容基準とオプションを提供している。§XI の IWX実施を要する。
4000 には、クラス 1、2、3 の SSC の構造健全性を保つた
めに、欠陥に対処するための具体的な要求事項が示され 「システムがオペラブルであると判断するためには、そのている。このように、認可取得者は SSC のオペラビィティへ SSC の構造健全性を確認する」とは、TS の「条件」に入っの影響を判断するため、漏えいを効果的に評価することが たどうかと関連する。漏えいが TS により管理されている
SSC の構造健全性に影響を及ぼすかどうかを判断するた
求められている。
めに、事業者は漏えい箇所を評価してもよい。例えば、クラ10CFR50.55a(g)も、ASME の§XI「ISI 規則」の使用を要
ス 1 における漏えいは、適用 TS の漏えい許容量で管理さ求している。NRC は、§XI は SSC からの漏えいを合理的れ、原子炉冷却材圧力境界の漏えいは、本 RIS に従って修に判断する方法を提供していると認めている。一方で、理が必要である。なお、10CFR50.55a(z)に規定されている
10CFR50.55a が認める ASME は。前述の要求事項に対代替案は、実施前に NRC スタッフの承認を要する。
して、複数の方法を提供している。ASME コードケース（例：N513、N-705）や任意要求付録 U「中エネルギー配管及び 10CFR50.69 を適用しているプラントでは、本 RIS は、リスクラス 2 または 3 容器・タンクにおけるひびの暫定許容に ク情報を活用した安全クラス（RISC）1 及び 2 に適用され対する評価基準」など漏えいの許容度を示しており、NRC る。また、ASME クラス 1 に分類される RISC-3 または 4 の機器には、10CFR50.55a(g)が適用される。ASME クラス 2
スタッフはほとんどを承認している：
及び 3 に分類される RISC-3 または 4 に分類される機器の• GL90-05
運転中の漏えいは、10CFR50.69 要件に従って対処されな• RIS2005-20
ければならない。
• NRC Inspection Manual Chapter 0326, etc.

5

事務局

③

－

1 次スクリーニング
番号

件名

IRS9101

概要

受領日

担当

2022-08-05

事務局

基準／2 次

INES

処理結果

③

－

本件は、海外 PWR の横置き型蒸気発生器（SG）において、SG 伝熱管漏えいを受け、複数の伝熱管を施栓したが、漏えいが再発した事例である。初めの漏えい原因
は、伝熱管が腐食損傷したため。再発原因
は、施栓作業に伴い、隣接する伝熱管に亀裂が発生したため。根本原因は、当該 SGの一部の領域では、鉄腐食が起こりやすい条件にあること。洗浄等も不十分で、鉄腐食生成物が SG 内に堆積・付着し、腐食が加速。また、施栓に伴う溶接手順が不適切
で、品質管理も不十分なため、溶接補修が繰り返され、隣接する伝熱管に悪影響を与えた。設計、材料、保全方法等が大きく異なる国内 SG は、伝熱管の腐食損傷が多発する条件にないと考えられることから、左上の基準にてスクリーニングアウトとする。

補足情報

赤点線枠 内は国際機関との取り決めにより公開できません。
6

1 次スクリーニング
番号

件名

IRS9102

概要

受領日

担当

2022-08-16

事務局

基準／2 次

INES

処理結果

③

－

本件は、起動中の海外原子力プラントにおいて、1 台の 1 次冷却材ポンプモータで火災が発生事例である。原子炉は安全停止され、放射能漏えいや環境への影響、人的被害はない。火災原因は、ポンプモータのブ
レーキの意図しない作動による摩擦熱。ブ
レーキ作動原因は、ブレーキ構成部品の経年劣化。根本原因は、故障モード分析及び運転経験反映が不十分だったこと。当該ブレーキ機構は特殊であることと、構成部品の保守点検を全く行っていなかったことから、左上の基準にてスクリーニングアウトと
する。

補足情報

赤点線枠 内は国際機関との取り決めにより公開できません。
7

1 次スクリーニング
番号

件名

IRS9103

概要

受領日

担当

2022-09-09

事務局

基準／2 次

INES

処理結果

⑤

－

本件は、モード 3 停止中の海外 PWR プラ
ントにおいて、原子炉建屋内の原子炉ピットの一部の空気温度が技術仕様書の規定時間を超えて高くなっていた事例である。原因は、原子炉建屋内の換気系の流量調整ミス。温度を監視していなかった。保守手順
や作業員教育に課題があったと考えられるが、安全上の実影響はないことから、左上の基準にてスクリーニングアウトとする。

補足情報

赤点線枠 内は国際機関との取り決めにより公開できません。
8

1 次スクリーニング
番号

件名

IRS9104

概要

受領日

担当

2022-09-22

事務局

基準／2 次

INES

処理結果

⑤

0

本件は、定格出力運転中の海外 PWR プラ
ントにおける巡回中に、1 台の蒸気発生器の給水弁からの蒸気漏えいを確認し、修理のため原子炉出力を下げた事例である。原
因は、メカニカルシールの補修ミス。補修管理に課題があったと考えられるが、安全機能に実影響はないことから、左上の基準にてスクリーニングアウトとする。

補足情報

赤点線枠 内は国際機関との取り決めにより公開できません。
9

1 次スクリーニング
番号

件名

IRS9105P

概要

受領日

担当

2022-10-03

事務局

基準／2 次

INES

処理結果

③

－

本件は、カナダの複数の重水炉において、圧力管出口部の部材中の水素当量濃度が予測よりも高いことが見つかり、同様な懸念のある重水炉に対して、再起動基準が設けられ、検討が進められていることの報告である。水素当量濃度が高いと、長期運転条件（21 万実効全出力時間（約 24 年）以上）
では、圧力管の靭性が劣化する恐れがある
が、短期的な影響は無視できるとされる。原
因究明が進められているが、国内では使用されていない圧力管及びその継手部に限定される事象と考えられることから、左上の基準にてスクリーニングアウトとする。

補足情報
CMD 22-M37.A（2022-11-03）抜粋
https://www.nuclearsafety.gc.ca/eng/thecommission/meetings/cmd/pdf/CMD22/CMD22-M37A.pdf
2021 年 7 月に、ブルース発電所から、出口端拡管境界部
における水素当量濃度（Heq、水素重量濃度、重水重量は1/2 として加算）が高いことが最初に報告される。

CMD 22M37.A

長期運転原子炉の圧力管で発見された水素当量濃度の増加事象
関する更新情報、カナダ原子力安全委員会資料（2022-11-03）

測定値
予測値
BM：拡管境界部
図 水素当量濃度（Heq）

関心領域

拡管境界部

図 圧力管と継手の概略図
総括：①ピッカリング原子炉における拡管境界外側と内側の高 Heq の潜在的影響に対処するため、再起動基準に適合する代替継手が供用された。②ブルースとダーリントンにおける放射性物質放出リスク増加分は、短期的には無視できる。③CNSC スタッフは産業界とともに、供用圧力管継手の主要課題及び研究開発計画（2026 年夏完了目途）に積極的に関与する。④CNSC スタッフは、委員会に最新情報を提供することを約束する。

赤点線枠 内は国際機関との取り決めにより公開できません。
10

なお、本件につき、カナダ原子力安全委員
会では、圧力管外部諮問委員会を 202107-30 に設立した。任期は 2 年。
http://nuclearsafety.gc.ca/eng/thecommission/external-advisorycommittee-pressure-tubes.cfm

1 次スクリーニング
番号

件名

IRS9106

概要

受領日

担当

2022-10-28

事務局

基準／2 次

INES

処理結果

②

－

本件は、起動過程の海外の BWR プラント
における主蒸気逃し安全弁の定例機能試
験にて、1 台の電磁パイロット弁が意図した通り動作しなかったので、手動原子炉停止した事例である。安全重要度は低い。原因は電磁パイロット弁の製造欠陥。過去に図面を CAD に置き換えた時に誤った。また、事業者は CAD 図面を入手しておらず、受け入れ検査にも課題がある。以上のことから、左上の基準にてスクリーニングアウトと
する。

補足情報

赤点線枠 内は国際機関との取り決めにより公開できません。
11

1 次スクリーニング
番号

件名

IRS9107

概要

受領日

担当

2022-11-10

事務局

基準／2 次

INES

処理結果

②

－

本件は、燃料交換停止中の海外の原子力発電所において、原子炉建屋内の電線管コ
ネクタのシール面に傷が複数見つかった事例である。同国内の他の原子力発電所でも同様な傷が見つかった。事故時環境では、これらの傷を通じて、水分が電線管内部に浸入し、接続される機器が誤動作する可能性がある（機器の事故時性能認証の喪失）。傷の原因は、不適切な保守作業と考えられ、点検でも見逃した。保守・点検作業
要領書も不親切だった。当該事業者の保守・点検管理に課題があることから、左上の基準にてスクリーニングアウトとする。

補足情報

ただし、機器の性能認証<Equipment
Qualification>に係る不良事例として、規制庁検査官と情報共有する。

赤点線枠 内は国際機関との取り決めにより公開できません。
12

1 次スクリーニング
番号

件名

IRS9108

概要

受領日

担当

2022-11-10

事務局

基準／2 次

INES

処理結果

②

－

本件は、海外の原子力発電所において、非常用ディーゼル発電機のエンジン内部で冷却水漏えいが発生していることを長期間気が付かなかった事例である。発電所への実影響はないが、潜在的にはエンジンが故障した可能性があった。原因は、冷却水の漏えいを把握していたにも関わらず、根拠なく外部漏えいと決めつけたことと、保守要領
書に不備があったことと、疑問に思う態度が醸成されていなかったこと。当該事業者の保守・点検管理に課題があることから、左上の基準にてスクリーニングアウトとする。

補足情報

赤点線枠 内は国際機関との取り決めにより公開できません。
13

1 次スクリーニング
番号

件名

IRS9109

概要

受領日

担当

2022-11-10

事務局

基準／2 次

INES

処理結果

②

非該当

本件は、海外の原子力発電所において、1台の発電機の電気保護回路が作動し、当該発電機とタービンが停止、原子炉出力が降下した事例である。安全性への影響はない。保護回路作動原因は、発電機制御ケー
ブルの断線。根本原因は、ケーブルの敷設、締結、接続作業の標準が定められていなかったこと。当該事業者の保守・点検管理に課題があることから、左上の基準にてスクリーニングアウトとする。

補足情報

赤点線枠 内は国際機関との取り決めにより公開できません。
14

1 次スクリーニング
番号

件名

IRS9110P

概要

受領日

担当

2022-11-10

事務局

基準／2 次

INES

処理結果

②

－

本件は、海外の冷温停止中の原子力発電所において、非安全系の補助変圧器の予防保全作業中に、当該変圧器のバスバー
ダクト内で火災が発生した事例の予備的報告である。火災原因は作業ミスによる接地放電。遮断器を外していない変圧器で作業をしてしまった。当該事業者による電気設備
保守・点検管理に課題があることから、左上の基準にてスクリーニングアウトとする。

補足情報

赤点線枠 内は国際機関との取り決めにより公開できません。
15

1 次スクリーニング
番号

件名

IRS9111

概要

受領日

担当

2022-11-10

事務局

基準／2 次

INES

処理結果

②

－

本件は、海外の燃料交換停止中の PWRプラントにおいて、原子炉容器の水張りを行った際に、1 次冷却材が容器上部に位置する原子炉水位計のフランジ（開放中）から溢れ出た事象である。上部の機器がホウ酸水をかぶり、汚染した。原因は運転員による水位設定のミス及び水位監視も怠った。
人的過誤防止ツールも使用していない。当
該事業者による運転管理に課題があることから、左上の基準にてスクリーニングアウト
とする。

補足情報

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16

1 次スクリーニング
番号

件名

IRS9112

概要

受領日

担当

2022-11-10

事務局

基準／2 次

INES

処理結果

②

1

本件は、海外の原子力発電所の燃料用水タンクの最低温度が、技術仕様書の要件に適合していなかったことが複数回あったことが判明した事例である。潜在的な安全性への影響は重大ではなかった。原因は、用いられている温度測定装置の誤差が、許容値より大きく、測定温度が非保守側（高い）に出ていたことがわかったため。根本原因は、較正要領書の不備。疑問を持つ態度も不足していたと考えられる。当該事業者による点検保守管理に課題があることから、左上の基準にてスクリーニングアウトとす
る。

補足情報

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17

1 次スクリーニング
番号

件名

IRS9113P

概要

受領日

担当

2022-11-10

事務局

基準／2 次

INES

処理結果

②

－

本件は、起動過程の海外原子力発電所のサーベランス検査において、両系列の格納容器スプレイブロック弁が閉であることが見つかり、両スプレイがインオペラブルとみなされた事例である。安全性への実影響はない。原因は操作員の勘違い。運転手順書も不明瞭だった。当該発電所の運転管理に課題があることから、左上の基準にてスクリー
ニングアウトとする。

補足情報

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18

1 次スクリーニング
番号

件名

IRS9114

概要

受領日

担当

2022-11-10

事務局

基準／2 次

INES

処理結果

②

－

本件は、運転中の海外の原子力発電所において、原子炉建屋内での漏水警報が発した後、漏水源特定中に原子炉が自動トリップした事例である。フェールセーフ信号による原子炉トリップであり、プラント安全性への有意な影響はない。漏水原因は、建屋内に具備されている消火水ホースの劣化損
傷。その根本現認は、消火水ホースの保管プログラムの不備（機器性能認証の不良）。
フェールセーフ信号発出原因は、漏水が原
子炉保護系の計装ケーブルのコネクタに浸透したため。防水処置と防水壁にも不備があったと推定される。当該事業者の内部溢水防止・緩和プログラム及び保守・点検管理に課題があることから、左上の基準にてスクリーニングアウトとする。

補足情報

ただし、機器の性能認証<Equipment
Qualification>に係る不良事例として、規制庁検査官と情報共有する。

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19

1 次スクリーニング
番号

件名

IRS9115

概要

受領日

担当

2022-11-15

事務局

基準／2 次

INES

処理結果

②

－

本件は、運転中の海外の原子力発電所の使用済み燃料プールの冷却ポンプから漏水が発生した事例である。プール水温が若干上昇したが、プラント安全性への影響はない。原因は、ポンプのメカニカルシール機
能の不良。根本原因は、予防保全を実施していなかったこと。当該事業者による保守・点検管理に課題があることから、左上の基準にてスクリーニングアウトとする。

補足情報

赤点線枠 内は国際機関との取り決めにより公開できません。
20

1 次スクリーニング
番号

件名

IRS9116

概要

受領日

担当

2022-12-13

事務局

基準／2 次

INES

処理結果

②

0

本件は、廃止措置中の海外の原子力発電所の高線量物取り扱い装置に具備されたガンマ線モニタ設備の構成に誤りが見つかった事例である。この誤りにより、インターロッ
クが適切に機能せず、上限を超える高線量物を扱った可能性があった。原因は、据付け時から仕様の違いを認識していなかったこと。当該事業者による調達管理に課題があることから、左上の基準にてスクリーニン
グアウトとする。

補足情報

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21

1 次スクリーニング
番号

件名

FINAS301P

概要

受領日

担当

2022-09-09

事務局

基準／2 次

INES

処理結果

③

－

本件は、海外の燃料転換施設において、使用するフッ化水素を輸送用タンクから移送（荷下ろし）の際に、微量のフッ化水素が漏えいした事例である。漏れたフッ化水素は回収され、人や環境への影響はない。漏えい原因は、タンクのホース接続部のガスケット不良。漏えいを調べるための圧力試
験が不十分だった。国内施設にはフッ化水
素を荷下ろしする設備、工程がないため、左上の基準にてスクリーニングアウトとす
る。

補足情報

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22

1 次スクリーニング
番号

件名

FINAS302P

ウラン鉱及び キーレーク煆焼
ウラン精錬施 炉事象：作業環
設の規制監 境への煆焼イエ
視報告（2014 ローケーキの計
年）
画外放出

概要

受領日

担当

基準／2 次

INES

処理結果

本件は、カナダのウラン精錬施設において、煆焼炉の排気ダクトから、煆焼物が漏補足情報れ出た事例である。作業員 1 人が週間被ばく量限度を若干超過した。原因は、ダクト
規制監視報告（2014 年）の溶接部の破損。破損原因は公開されて2015-02-16、カナダの Key Lake ウラン精錬施設（KLO）の いない。断熱材と被覆材で覆われているた煆焼炉の排気ダクト下の建屋床に約 2 kg の煆焼物が発見 め、ダクトの状態が長期間点検されていなされた。施設の運転は停止された。Cameco 社による調査 かったと推測される。断熱材下のダクトや配で、煆焼物の発生源は、か焼炉の排気ダクトの溶接部の破 管の不良は既知問題であり、当該事業者に損と判明。ダクトから断熱材と被覆材を取り除いたところ、1 よる運転経験の反映活動及びダクトの保守
か所の完全な溶接破損を含む、さまざまなサイズの合計 12 管理に課題があったと考えられることから、の溶接破損が見つかった。修理が行われ、施設は安全に 左上の基準にてスクリーニングアウトとす
再稼働された。作業員 1 人が 1.16 mSv の放射線量を被 る。
ばく、週間措置限度である 1.0 mSv を超過。カナダ規制局（CNSC）は検査を実施し、原因の初期評価、講じられた是正措置及び Cameco 社の再稼働計画を検証した。CNSC
スタッフは是正措置に満足した。
2022-09-09

事務局

②

－

溶接破断部
スクラバー

煆焼炉

図 キーレーク煆焼炉の概略図と溶接破断部
https://nuclearsafety.gc.ca/eng/resources/publications/r
eports/2014-CNSC-staff-report-performance-uraniummines-mills/index.cfm?pedisable=true#sec1-5

赤点線枠 内は国際機関との取り決めにより公開できません。
23

1 次スクリーニング
番号

件名

FINAS303

概要

受領日

担当

2022-10-03

事務局

基準／2 次

INES

処理結果

③

－

本件は、海外の原子燃料被覆管材料製造工場の敷地において、黒色物質が見つかった土壌の表層を取り除いた際に瞬時火災が発生し、作業員が軽度のやけどを負った事例である。黒色物質は自然発火性の金属粉とみられる。瞬時発火原因は、金属粉と土壌除去に使った金属シャベルとの摩擦。事前の散水も不十分だった。自然発火性のある物質が土壌に存在する状況は特殊であると考えられることから、左上の基準にてスクリーニングアウトとする。

補足情報

赤点線枠 内は国際機関との取り決めにより公開できません。
24

番号

件名

国内 2020-41 特定重大事故等対処施設計装設
備の不具合と通常状態への復旧NUCIA 通番：
13526M
ユニット：伊方発
電所 3 号
発生日：
2022-07-07
登録区分：最終更新日：
2022-11-16

概要

受領日

担当

1 次スクリーニング
基準／2 次

INES

処理結果

メーカ A から連絡を受け点検したところ、2022-07-07
本件は、メーカ A が当該発電所に納入した
2022-09-14
事務局⑤－
11:22 に、通常運転中の 3 号機の特定重大事故等対処施製品に限定される事象と考えられ、根本原
補足情報設の計装設備の一部に部品が装着されていないことが確
因にもとづく対策もとられていることから、左是正処置：①当該計装設備にシール材等を組み込む。②メ認された。当該設備に部品を組み込み、同日 16:01 に復の基準でスクリーニングアウトとする。
ーカ A は、原子力プラント向けに開発した製品について業旧したが、同種の他の計装設備についても、同日 18:05
者間の事業移管が発生した際に、製品の機能実現のために、同様に部品が装着されていないことが確認された。よに開発時に設計された情報が移管元から提出される設計って、当該施設の供用開始（2021-10-05）から、2022-07情報に反映されていることを調査・検証するよう、マニュア
07 16:01 まで、同種の計装設備すべて動作不能状態であルを改訂する。③メーカ A は、事業移管が発生した際に、った可能性があったため、保安規定に定める運転上の制移管元及び移管先の双方から、事業移管に係る設計情報
限を満足していなかったものと判断された。その後、部品をを提出させ、移管元の設計情報が漏れなく移管先に移管さ正規に組み込み、正常機能することを確認、翌日 13:01 にれたことを調査・検証するよう、マニュアルを改訂する。④メ復旧。なお、本事象によるプラントへの影響および環境へ
ーカ A は、原子力プラント向けに開発した製品や事業移管の放射能の影響はない。
された製品を使用した工事設計や部品設計をする際には、部品未装着の原因：新規開発されたコネクタについて、メ 製品の機能実現のために開発時に設計された情報が漏れ
ーカ B から C へ事業移管された際、コネクタの特殊な接続 なく工事の設計資料、要領書等に反映されていることを確要領が移管されてなかったため。メーカ A が当該計装設備 認し、関係部門へ展開するよう、マニュアルを改訂する。⑤を設置する際、シール材等の必要性を認識できず装着され メーカ A に対し、再発防止対策の妥当性について監査を実施し、②③④のマニュアル改訂等が実施され、再発防止がなかった。
図られていることを確認する。⑥以下の事項を標準発注仕根本原因：事業移管において、メーカ A が次の①②を確認
様書に反映し、原子力プラント向けに開発された製品に対しする仕組みがなかったこと。①メーカ B から A への技術情ての要求事項を明確にする。
報提出時に、製品の機能実現のために開発時に設計された情報が設計資料に反映されていること。②メーカ B から • 原子力プラント向けに新規に開発された製品を製作する際には、開発段階の製品の機能実現のために必要なC への技術情報移管時に、移管元の設計情報が漏れなく情報が漏れなく反映されていることを確認すること。
移管先に移管されていること。
水平展開・類似事象調査結果：①メーカ A が納入した製品で当該計装設備と同様に特殊な接続要領が必要なコネクタ
は、当該計装設備のみ。②当該発電所において、コネクタ
内部に部品が装着されていないような類似事象は、発生し
ていない。

25

番号

件名

国内 2021-08 非常用ディーゼ
R2
ル発電機 24 時
間連続運転中における排気管伸縮継手の破損更新日：
2022-11-07
NUCIA 通番：
13260Mユニット：
浜岡発電所 5 号

概要

担当

1 次スクリーニング
基準／2 次INES

処理結果

2021-05-11、海外知見を参考に、健全性確認のため、5 号 2021-11-07
本件は、長期停止中の BWR プラントにお事務局
継続－
機 D/G(A)の 24 時間連続運転を試験的に実施した。10:04
いて、EDG の 24 時間連続運転試験を実施
補足情報に D/G(A)を起動、14:30 頃、排気管伸縮継手からの排気中、試験開始から約 4 時間半後に、EDG 排再発防止対策：排気管伸縮継手の定期取替時に、非破壊漏れが確認された。D/G(A)を停止し、当該排気管伸縮継気管から排気漏れが確認された事象であ検査を実施し、初期き裂の原因となるブローホールがない
手の破損を確認した。
る。直接原因は、排気管伸縮継手の破損。
ことを確認した上で、取付けをおこなう。
破損原因は、EDG の起動停止の繰り返しによる継手溶接部の疲労破壊。当該溶接部に溶接欠陥（ブローホール）が確認されており、それがき裂の起点となった。再発防止
対策は、排気管伸縮継手を定期取替えすることと、新しい継手を非破壊検査すること。

発生日：
2021-05-11
登録区分：最終受領日

図 排気管伸縮継手の破損状況

図 左：伸縮継手破損状況、右：確認されたブローホール

なお、本件による外部への放射能の影響はない。人身災
害も、プラント設備に与える影響もない。また、保安規定で定める運転上の制限も満足している。
調査の結果、破損した排気管伸縮継手の破断面にブローホール（*1）及び疲労破壊の痕跡が見つかった。
*1 ブローホールとは溶接欠陥の一種であり、溶接時に接合する物体の間にあった水分、油、鋼材表面の錆などの汚れ、気体等が溶接部に入り込むことにより生じた溶接部内部の小さな空洞のこと。

図 伸縮継手の破損状況

破損原因：D/G の運転・停止により、ブローホール近傍に過度な力が繰り返し加わったことで、き裂が発生し、破損に至った（疲労破壊）。ブローホールを起点に発生したき裂が直線的に軸方向へ進展拡大した原因は、3 軸同時振動かつ加速度も大きく、高温で継手内部から圧力も掛かった過酷な環境により、強い応力が生じたためと推定される。なお、脆化は認められなかった。

EDG 機の伸縮継手の不良事象数は少なくない。そこで、NUCIA の検索機能を用いて、国内原子力発電所における類似事象を抽出し（次ページ）、傾向分析を行った。
• 「EDG」と「伸縮継手」のアンド検索等で抽出された分析対象事例は 7 件。
• 発電所別では、浜岡 3 件、島根 2 件、柏崎刈羽 1 件、大飯 1 件。
• 発生年は、2018 年以降 6 件、1994 年 1件。
• 破損・不良個所は、ベローズ 6 件、ボルト
緩み 1 件。
• 原因（複数）別では、疲労影響 7 件、保守点検不良 5 件、振動 3 件、製造・溶接不良 2 件。
• 是正処置別では、点検改善 6 件、継手定
期取替え 2 件、製造改善 1 件。
傾向分析結果から、運転経験反映分野の検査で、以下のことを確認することを提案したい。
• 排気管伸縮継手及びそのサポート、取付けボルト等に係る保守点検計画と実績• 排気管伸縮継手の定期交換の頻度と実績• NUCIA12916、12917、12815、13190、13260 で水平展開された内容とその達成状況

その他調査結果：伸縮継手材料は JIS 規格品。継手に打痕等の不良は見られない。当該継手は定期取替品ではな
く、外観点検実施の上、13 年使用したもの。
短期的是正処置：、D/G（A）の全排気管伸縮継手をブロー
ホールがない新品の排気管伸縮継手に交換した。

26

通番 区分 ユニット

件名

発生日

13463

M

高圧炉心スプレイ系非常用ディ
柏崎刈ーゼル発電機の排気管伸縮継羽4号
手フランジボルトの緩み

13260

M

非常用ディーゼル発電機24時間
2021浜岡5号 連続運転中における排気管伸縮
05-11
継手の破損

13190

M

非常用ディーゼル発電機（A）排2020浜岡3号 気管伸縮継手ベローズのひび割
10-20
れ

12815

T

非常用ディーゼル発電機（B）排2018浜岡5号 気管伸縮継手の破損に伴う運転
06-05
上の制限逸脱

12917

M

島根3号

非常用ディーゼル発電機（A）排気管伸縮継手の割れ

201803-06

12916

M

島根3号

非常用ディーゼル発電機（B）排気管伸縮継手の割れ

201803-29

1761

M

A-非常用ディーゼル発電機
大飯4号 No.4/5リンダー用排気管過給機
入口部伸縮継手点検

199405-18

11662

T

美浜1号

A-非常用ディーゼル発電機 過給機の損傷

201302-05

2849

S

伊方2号

補助蒸気配管伸縮継手部からの 200503-15
僅かな蒸気漏れ

552

M

美浜1号

A-非常用ディーゼル発電機温水加熱器出口伸縮継手取替え

202203-01

直接原因
根本原因
是正処置
考察
建設時から未点検／EDG起過給機下流排気管伸縮継手の点検
伸縮継手フランジ
動停止による排気管伸縮で 定期的な点検対象に 周期を136Mに設定（時間基準保水平展開不要とされてい部のボルト緩み・
ボルトに繰り返し荷重／EDG なっていない
全）。なお、上流側には既に時間基 る。
脱落の振動／緩み止め不適用
準保全を適用済。
継手溶接部のブローホール
近傍に、EDG運転・停止によ
水平展開達成率が全体
排気管伸縮継手
排気管伸縮継手の定期取替時に、る過度な力でき裂が発生し、 製作不良（溶接欠陥）で36%、浜岡で100%が破損
非破壊検査を実施進展した疲労割れ（13年（2022-11-16）目）。
継手のサポートがずれ、片側
排気管伸縮継手
保守不良／サポート 定期的に全排気管伸縮継手を外観 水平展開達成率が全体フランジのみを支持、排気管のベローズにひがずれることを予期し 点検／定期的にサポートと排気管伸 で98%、浜岡で100%軸方向以外にも負荷がかかび割れ（1ヵ所）ていなかった。
縮継手のずれを点検・調整。
（2022-06-03）
った。
現場作業要領に打痕発生防止手順
2008年の取替え作業時に生 現場作業要領にベロ を追加／打痕の影響について注意
じた打痕と起動停止に伴う熱 ーズ取扱い注意点の 喚起・教育／排気管伸縮継手取付
排気管伸縮継手
水平展開達成率が全体膨張で発生するひずみで初 記載がない／ひずみ け後の外観点検の追加／保温材をのベローズが破で82%、浜岡で100%
期亀裂が発生。運転による が打痕部近傍に集中 取り外した状態での排気管伸縮継手
損（2019-09-19）内圧の変動による振動によ しやすいという認識不 の定期的外観点検／保温材形状をる亀裂の進展。
足。
変更・伸縮継手の予備品を常時確保。
排気管ベローズ
起点は溶接部の肌荒 無負荷運転を負荷運転に変更／伸 水平展開達成率が全体
折り返し部のフラ 無負荷運転時の排気管内のれによる凹み及び異 縮継手の定期的取替え／継手取付 で91％、浜岡で100%
ンジ接触面に割 共鳴による疲労割れ
物（砂）混入部
け前にエアブロー。
（2019-12-12）
れ
クランプ締付けボルトの緩み防止／ 水平展開達成率が全体
排気管ベローズ 内筒との接触による減肉と高 クランプ締付けボルト
締付け確認／点検内容を作業要領 で82％、浜岡で100%と内筒の接触痕 サイクル疲労による割れ
の緩み）
書に明記。
（2020-03-18）
過給機入口部伸材料をSUS304からSUS321に変更 水平展開対象外のため、粒界亀裂の発生・進展／高 製造過程で発生した縮継手が破損／伸縮継手製作時の熱処理方法・ 教訓が周知されていない
温クリープ寿命の低下
組織の鋭敏化（開口）
温度管理方法を改善。
可能性あり。
分解点検時に専用受 適切な専用受台の使用／注意事項 過給機損傷の影響で伸過給機タービン コンプレッサーホイールのロ
台を不使用／作業手 を作業手順書に明記、周知／ロック 縮継手が破損したものな
側の損傷
ックナット締付け不足
順書不明確
ナット締付けを回転方向と逆にする。 ので分析対象外
補助蒸気配管の暫定的に短管に取替え。次回定検
言及なし
言及なし
情報少なく分析対象外
伸縮継手
時に伸縮継手に取替。
不良箇所

1980- 温水加熱器出口
ゴム製伸縮継手の経年劣化 記述なし
01-07 伸縮継手が劣化

区分／T：法令報告事象、M：品質保全情報、S：その他

27

ステンレス製継手に取替

ゴム製継手の劣化のため、分析対象外番号

件名

国内 2021-28 非常用ディーゼ
R3ル発電機定期試
験中における自動停止による運
転上の制限の逸脱
NUCIA 通番：
13374M
ユニット：美浜発
電所 3 号
発生日：
2021-10-06
登録区分：最終更新日：
2022-04-13

概要

受領日

担当

1 次スクリーニング
基準／2 次INES

処理結果

2021-10-06、定格出力運転中の 3 号機において、定期試 2022-04-13
本件の運転上の制限の逸脱については、
事務局⑥－
験のため A-非常用ディーゼル発電機（A-DG）を起動したと
令和 3 年度第 4 四半期の原子力規制検査
補足情報
ころ、中央制御室（MCR）で「A-DG トリップ」警報が発信し、等の結果によれば、パフォーマンス劣化、
根本原因：遮断機動作回路の基本設計図面が回路名称の自動停止した。現場で「過速度」トリップ警報が発信してい検査指摘事項に該当し、「緑/SLⅣ（通知な
みで不明確だったため、詳細設計図面に自動同期併入装
ることを確認したことから、保安規定の運転上の制限の逸し）」と判定されていることから、基準⑤でス
置の作動条件が正しく反映されていなかった。
脱と判断した。点検の結果、調速装置を除き異常は認めら
クリーニングアウトとされた。
れなかったことから、10-09 に予備の調速装置に取り替え、 是正処置：①予備の調速装置に取り替えた。②信号処理を
なお、詳細設計図面に自動同期併入装置
A-DG の正常動作を確認、運転上の制限を満足する状態 行う電子基板を交換した。③DG 待機中に所内変圧器系統の作動条件が正しく反映されていなかったに復帰した。なお、プラントの運転状況に問題はなく、外部 等の遮断機を投入しても、自動同期併入装置が作動しないことから、A-DG のみならず、潜在的には B回路に変更する。④基本設計図面に回路名称のみ記載さへの放射性物質の影響はない。
DG も運転不能状態になり得たことを否定でれた部分については、詳細回路図面作成後、改めて基本設
原因：当該調速装置本体に異常はなかったものの、速度設きない。非安全系である自動同期併入装置
計者が確認することとする。なお、基本設計図面が回路名定値が目標値よりも高く設定されていたため。その後の調の設計検証及び検査の在り方に課題があ
称のみとなっている他の回路について、基本設計通りに詳査で、DG 待機中に、所内母線の電源切り替えのため、所った可能性があり、上記検査とは別の観点
細回路図面が作成されていることは確認した。
内変圧器系統、起動変圧器系統及び予備変圧器系統ので調査が行われていることから、スクリーニ
いずれかの遮断器を投入すると、自動同期併入装置が作 なお、自動同期併入装置は最近の中央制御盤のデジタル ングアウト基準を⑥とする。
動し、調速装置の速度設定値が高くなる信号が発信し、速 更新に伴い導入された。
度設定値が変わることがわかった。

R03Q04 原子力 信号発信原因：所内変圧器系統、起動変圧器系統及び予規制検査報告書 備変圧器系統の遮断機を投入する場合の信号回路の仕様が誤っており、DG 待機中にも自動同期併入装置を作動させる回路となっていたため。

図 電源系統概要図
https://www.kepco.co.jp/corporate/pr/2022/pdf/20220829_1j.pdf

図 自動同期併入装置（ASS）論理回路（NUCIA 情報から作成）• 非安全系である ASS は DG 負荷試験時（非安全機能）にのみ使用可。
• ASS は、DG 待機時（安全機能）には使用不許可
このインターロックが基本設計図面には入っていたが、詳細設計図面に反映されていなかった。ASS は非安全系であるため、設計検証及び検査の図 調速装置外観（https://www.kepco.co.jp/corporate/pr/2021/pdf/20211101_1j.pdf） 厳格さにも課題があった可能性がある。

28

番号

件名

概要

受領日

担当

1 次スクリーニング
基準／2 次

INES

処理結果

国内 2021-72 蒸気発生器伝熱 第 25 回定期検査（2022-03-01 開始）の渦流探傷検査
本件は、法令報告事象として、原子力規制
2022-10-28
事務局
⑥
0
管の損傷
（ECT）において、A-SG の伝熱管 2 本及び B-SG の伝熱委員会へ報告された。委員会により、本件補足情報
管 1 本に有意な信号指示が認められた。このうち、A-SG
は、定期検査のため原子炉を停止した状態
パフォーマンス劣化：該当。事業者は、薬品洗浄の効果を
NUCIA 通番：の 1 本は高温側の管板部に内面からの割れとみられ、残で、渦流探傷試験を実施したところ、蒸気発検討する際、SG 内にスケールと共存するスラッジの存在を
13469Tりの 1 本と B-SG の 1 本は、管支持板部付近に外面から生器の伝熱管に有意な信号指示を確認し考慮せず、薬品洗浄によるスケールの脆弱化効果が低減
ユニット：高浜発 の減肉とみられる。これらのほか、A-SG の伝熱管 1 本のたものであり、原子炉施設の安全に影響をすることを見落とした。
電所 3 号
管支持板部付近に外面からの微小な減肉とみられる信号
与えない事象であるので、INES レベル 0 の監視領域：発生防止指示（判定基準未満）が認められた。
「安全上重要でない事象」と評価されてい発生日：る。よって、上記の基準によりスクリーニン
2022-03-30
外面指示の原因：伝熱管表面の稠密なスケールが前回定 重要度評価：緑。減肉率 57%での破断圧力は、通常運転時
グアウトとする。
期検査時の薬品洗浄の後も SG 内に残存し、プラント運転 の伝熱管内外差圧の 3 倍以上。
登録区分：最終中に管支持板下面に留まり、そのスケールに伝熱管が繰
深刻度評価：SLⅣ（通知なし）。
更新日：
り返し接触したことで摩耗減肉が発生したと推定。
2022-10-28
内面指示の原因：応力腐食割れ（既往知見）。
R04Q01 原子力
再発防止対策：①外面摩耗減肉に対して、薬品洗浄前にＳ
規制検査報告書
SG 内のスケール及びスラッジを除去するため、小型高圧洗浄装置を用いて管支持板を洗浄する。その上で、SG 内のスケール脆弱化を図るため、前回より薬品量を増やした
条件で洗浄する。②内面の応力腐食割れに対して、今後も、ECT により早期検出する。③きずが認められた伝熱管4 本は、高温／低温側管板部とも閉止栓する。

29

番号

件名

概要

受領日

国 内 2022- A 封水注入フィ 2022-08-01、第 26 回定期検査中の美浜 3 号機におい2022-12-06
13R1
ルタ蓋フランジ部 て、「封水注入流量低」警報が発信、原子炉補助建屋内のからの漏えい封水注入フィルタ室付近の床面に、約 10 m×1 m×1 mmの水溜まりが確認された。使用していた A 系統封水注入フ
NUCIA 通番：
ィルタを B 系統に切り替えたところ、漏えいは停止。外観点13538M
検により、フィルタ上部の蓋フランジ面から O リングがはみユニット：美浜発 出していることを確認。漏えい箇所は、フィルタ蓋フランジ
電所 3 号部と推定された。
発生日：
2022-08-01
登録区分：最終

1 次スクリーニング担当

基準／2 次

事務局

②⑤

INES

処理結果

－

本件は、定期検査中の PWR において、封水注入フィルタからの冷却水の漏えいが確認された事例である。事業者による調達管理（請負業者作業に対する監督等）に課題があったことから、左上の基準でスクリーニ
ングアウトとする。

補足情報

なお本件は、令和 4 年度第 55 回原子力規制委員会（令和 4 年 11 月 30 日）にて、検査指摘事項に該当し、重要度「緑」、深刻度「SLⅣ（通知なし）」と判定された。よって、左上の基準でスクリーニングアウトとする。

安全評価：漏えいした水は同フィルタ室の目皿に流入し、原子炉補助建屋サンプに回収しており、建屋外部への漏えいはない。推定漏えい水量は、約 7 m3（約 2.2×
106Bq）。本事象による環境への放射能の影響はない。

更新日：2022-12-06

漏えい原因：前回定期検査でのフィルタ取替工事において、本来のトルク値より低い値でボルトが締め付けられて
R04Q2 原子力 いたため。その後のプラントの運転等に伴う系統圧力によ
規制検査報告書 り、当該フランジ部の漏れ止め用の O リングが徐々に外側に押し出され、破断した。
根本原因（トルク値が低かった原因）：協力会社が作業要領を作成するにあたり、工事計画書に記載されているトル
ク値の判定基準（260～294 Nm）を引用すべきところ、パソ
コンに保存されていた誤ったトルク値の判定基準（39～64
Nm）を引用したため。

図 系統概略図

寄与因子：予め年間工事契約を締結し、事業者が工事計画書を承認した後、作業ごとに発注したこと。この場合、作業ごとに協力会社が作業要領書を作成する。
是正処置：A/B 系列とも封水注入フィルタの O リングを新品に交換する。美浜 3 号機に加え、高浜 3/4 号機、大飯
3/4 号機において、契約と発注を別に行う工事を対象として、計 5900 機器を調査し、トルク判定基準に誤りがあったのは、当該 A/B 系フィルタのみであることを確認した。
再発防止対策：①契約と発注を別に行う工事について、協力会社が作成する作業要領を工事実施前に事業者が確認する運用とする。②協力会社に対して、速やかに本事象の周知を行い、新たな運用の徹底を図る。さらに、定期検査ごとの説明会等を通じてルールの遵守等について周知を図る。③3 号機について、漏えい防止および機器の動作不良防止の観点から、起動時の現場点検を強化する。

図 封水注入フィルタフランジ部の漏えい箇所

30

番号

件名

国 内 2022- タービン動補助
14R1
給水ポンプフィル
タ蓋部からの油漏れに伴う運転上の制限の逸脱
NUCIA 通番：
13530M
ユニット：高浜発
電所 3 号
発生日：
2022-07-21

概要

受領日

担当

1 次スクリーニング
基準／2 次INES

処理結果

2022-07-21 14:19、定期点検中の 3 号機において、「ター 2022-12-21
定期検査中に、制御油漏えいのため制御
事務局⑤－
ビン動補助給水ポンプ制御油圧低」警報が発信。現場床
油ポンプを停止したためタービン動補助給
補足情報
面に約 2 m×約 4 m×約 1 mm の油漏れ（約 8 L）を確
水ポンプが動作不能となり、保安規定の運推定原因：パッキンと容器側シート面の密着が不十分だっ認。制御油ポンプを停止したところ、油漏れは停止した。タ
転上の制限を満足していない状態となったたため。根拠は、蓋部のシート面のパッキンが中心からずービン動補助給水ポンプが動作できない状態となったこと事例である。約 1 日で復旧しており、左上れて装着されていたことと、フィルタ容器側のシート面の点から、14:30 に保安規定の運転上の制限を満足していないの基準でスクリーニングアウトとするた。
検手入れによってわずかな凹みが生じていたこと。
状態にあると判断した。
なお本件は、令和 4 年度第 55 回原子力規是正処置：パッキンの取り替え及びシート面の手入れを実
安全評価：本事象による環境への放射能の影響はない。
制委員会（令和 4 年 11 月 30 日）にて、検施。
制御油ポンプ系統にあるフィルタ蓋部のシート面の部品を査指摘事項に該当し、重要度「緑」、深刻度
取り替え、制御油ポンプの確認運転を行い、油漏れがない「SLⅣ（通知なし）」と判定された。よって、左ことを確認して、翌日 16:25 に運転上の制限を満足する状上の基準でスクリーニングアウトとする。
態に復帰した。

登録区分：最終更新日：
2022-12-21
R04Q2 原子力規制検査報告書

図 タービン動補助給水ポンプ制御油系統概略図

図 調査結果

31

番号

件名

概要

受領日

担当

1 次スクリーニング
基準／2 次INES

処理結果

JTSB202212 旅客船 KAZUⅠ 旅客船 KAZUⅠは、船長及び甲板員１人、旅客 24 人を乗 2022-12-19
本件は、旅客船の沈没事故に関する経過
事務局
③
－
15
浸水事故
せ、知床半島西側カシュニの滝沖を南西進中、浸水し、報告の抜粋である。主要因の一つは、ハッ
補足情報2022-04-23 13:26 以降短時間のうちに、同滝沖においチや隔壁の水密機能の劣化。設計欠陥及主要な要因：①船体構造の問題。船首甲板部ハッチ蓋が確
運輸安全委員会て、沈没した。旅客 18 人、船長及び甲板員が死亡し、旅び保守不良も影響したと推測される。事業
実に閉鎖された状態ではなかった。ハッチ蓋のヒンジ部が船舶事故調査の客 6 人が行方不明（2022-12-12 現在）となっている。
者の安全管理規定違反及び安全文化にも脆性破壊し、蓋が外れ前部客室前面中央窓を割った。船経過報告につい課題があった。当該旅客船及び事業者に首、倉庫、機関室区画間の隔壁に開口部（水密化不十て（R4.12.15）
捜索・救助に関する情報（海上保安庁、4 月 23 日）
おける安全性に対する考え方が、原子力安分）。②運航の判断に問題。船長が発航中止及び反転、避13:13、同業他社からの通報を受ける
同経過報告説明
全と大きく異なることから、左上の基準でス泊、臨時寄港等の措置をとらなかった。③安全管理規定不13:22、巡視船艇・航空機等に対して発動指示資料（R4.12）
クリーニングアウトとする。
遵守。運行管理者が事務所にいないことが常態化。④監
16:30、（回転翼機）本事故現場付近の上空に到着
査・検査の実効性に問題。R3 年の本船の事故に関し、本 ただし、当該経過報告において、運輸安全
発生日：17:55、（巡視船）本事故現場付近に到着
件会社に対する特別検査及び是正状況の抜き打ち確認を 委員会から国土交通大臣に対する以下の2022-04-23
事故当日の海面水温は約 4°C。水温 0～5°C では、水中実施し、安全管理規定に関すること等に適切に対処と評 意見が述べられている。今後の動向を注視
で意識不明となるまで 15～30 分、生存可能は 30～90価。
し、新たな情報が得られた場合は、再スクリ分。
ーニングする。
沈没メカニズム：(1) 復路、波高の高い波を受 〇国土交通大臣は、以下の事項について、ける状況下、波がブルワーク（防波壁）を越え 小型旅客船を運航する事業者に指導するて直接船首甲板部に打ち込んだ。(2) 確実な こと。
閉状態でなかった船首甲板部ハッチ蓋が船体（1） 航行区域を平水区域から限定沿海区の動揺によって開き、海水が同ハッチから船域に変更した小型旅客船の船首甲板開口
首区画に流入。(3) 当該ハッチ蓋は、操舵室部の点検から死角となるため、操船者から視認できず。
船首甲板開口部を確実に閉鎖し、波浪など(4) 船首区画に流入する海水は、倉庫区画間がたたいた時に容易に開くことがないかをとの隔壁の開口部下端を越え、倉庫区画に流確認するなど、船体に浸水のおそれがない入。このときのトリム角の変化は小さく、本船ことを緊急に点検すること。
図 本船航行経路上における波浪等の推算
図 本事故時の航行経路（×事故発生場所） 船長は浸水を認識できず。(5) 倉庫区画と機関室の間の隔壁の開口部下端を越えた海水 （2） 避難港の活用等が機関室に流入し始め、機関室の海水水位が 航行する海域における避難港の存在、活船底から約 60～70 cm に達すると、主機関の 用等について再確認すること。
電子制御系の部品が短絡、主機関が停止。
また、国土交通大臣は、今後、安全性を更(6) 船首甲板部ハッチコーミング（ハッチ開口に高める観点から、限定沿海区域を航行区
部の周囲の立ち上がり）の上端が喫水線より域とする小型旅客船の隔壁の水密化に関も下になり、大量の海水が同ハッチから流入。
し、検討すること。
(7) 時点未特定であるが、船首トリムが増加
図 蓋が脱落した船首ハッチ 図 破損した前面ガラス窓
図 右記メカニズム(6)の状態
し、船首甲板部ハ ッチ蓋が直接波にたたか その後、R5/1/20 に、国土交通省海事局長
れ、ストッパーに強く当たってヒンジが脆性破 より、日本小型船舶検査機構（JCI）に対し壊し、同ハッチ蓋が外れて前部客室前面中央 て、船舶検査業務の改善に関する指示書のガラス窓に当たり、ガラスを割った。同窓か が発出された。それを受け、当該機構は
R5/2/20 に、国土交通省海事局長に業務らも海水が流入し、船首トリムの増加は更に加改善計画を報告した（次ページ参照）。
速。その後、海水を含む船舶重量が浮力より大きくなり、沈没に至った。
図 倉庫区画前部隔壁
図 機関室前部隔壁
図 機関室後部隔壁

32

また、JCI には、国の検査実態に係る知見が蓄積されているとは言いがたく、この点も、業務の持続的な改善が十分ではない一因。このため、内部監査を専門に行う部署を新たに設置し、国の検査実態に係る知見を取り込みながら、現場における検査実態を総ざらいし、国と異なる検査実態を見直し、検査業務の必要な改善を持続的に図っていくことが必要。次の措置を講じる。A）直ちに、本部に「業務改善室」を設置し、全国 31 支部全てで適切に現場の検査が行われているか否かを実地で監査する枠組みを構築
して、検査実態を総ざらいし、現場の検査実態が国と異なる点を全て見直していく。B）「業務改善室」に国から船舶検査経験者の出向を受け、一定期間集中して JCI の検査現場を確認することにより、JCI の検査実態と国のそれが同等であるかについて内部から指摘できる体制を構築する。C）中長期的に、組織内に国の検査実態に係る知見を蓄積するため、国と JCI の人事交流の強化についても検討を行い、実行する。
③検査体制の強化：検査方法の強化等に伴い、業務量が増加することとなることから、検査員の充実を図り、体制を強化することが急務。また、情報通信技術（ICT）等の活用による業務の効率化等を進めることも重要。次の措置を講じる。1）強化された検査方法の着実な実施に向け、検査員体制の強化を図るため、検査員の採用により一層積極的に取り組む。2）特に、事業として旅客を運送する船舶については、船舶検査の実効性の一層の向上と検査業務の効率化を両立すべく、以下のように様々な切り口で対策を検討し、可能なものから実施していく。A）事業として旅客を運送する船舶を担当する部署を本部又は基幹支部に設置 して検査を行う。B）事業として旅客を運送する船舶の現場検査（実習を含む）に特化した研修を実施する。C）検査業務の執行に際し、船舶安全法が法目的として第 1 条に掲げる「人命の安全の確保」のため
業務改善計画（抜粋）①「安全第一の意識改革」の徹底：国交省から指摘された、国と異 に「どのような検査を行うべきか」を常に意識する文化を根付かせなる検査実態の事例は、「安全確保のために、いかなる検査を行 るため、検査員への研修を強化する。3）ICT 等を積極的に活用
経緯：国交省に設置された知床遊覧船事故対策検討委員会におうべきか」という意識が徹底されていない可能性を示唆している。 し、業務の効率化を進めるため、船舶検査情報システムの改善等
いて、JCI が事故の 3 日前に実施した中間検査について、「（一部次の措置を講じる。1）理事長はじめ役員が、可及的速やかに全 に取り組む。
省略）同機構が定める検査方法が十分でなかった」、ハッチカバー
国 31 支部を巡回する等により、個々の職員と対話を図り、全職員の「締付装置の作動確認の省略は、水密性の確認方法として十に「安全第一の意識改革」を徹底する。2）毎月、本部と全支部でリ フォローアップ
分ではない」等の指摘があり、JCI の船舶検査の実効性の向上が
モート会議を行い、個別改善事例の共有を徹底する。3）研修の中 業務改善を徹底するためには、全役職員の意識改革・共有はもと必要であるとされた。R5/1/20 には、国交省より、現場における検で、「どのように検査を行えば、より安全を確保できるのか」を常に より、上記に掲げた個々の対策を個別に実施するのではなく、お査実態を総ざらいし、所要の改善を行うことが必要として、検査業
考えて検査を行うよう、啓発に取り組む。
互いを有機的に連携させつつ実施することが不可欠であることか務の改善を行うための具体的方策を検討するよう指示があった。
これを受け、R5/2/20 より R6/3 月末までを「業務改善集中期間」と ②「業務改善室」の設置：国と異なる検査実態の事例と同様の事 ら、四半期ごとに、本改善計画の実施状況をレビューするためのして設定し、具体的方策を可能なものから速やかに実行する。
例が確認された。これは、監査部署が他の業務を兼務しているな フォローアップ会合を本部・支部合同で定期的に開催し、意識共ど、内部監査の結果を活用して、業務の持続的な改善を図るため 有を継続する。 また、その対策の内容自体も不断の見直しを図
具体的方策（右列につづく）
ることとする。加えて、国に対しても、四半期ごとに実施状況を報の取組が十分にできていないことが要因として考えられる。
告し、必要な助言を得ることとする。

33