269

原子力発電所における原子炉自動停止事象の傾向分析
Trend Analysis of Nuclear Reactor Automatic Trip Events at Nuclear Power Plants
小寺良雄（Yoshio Kodera)＊

要約 原子力安全システム研究所の原子力情報データベースに登録されている海外原子力発電所不具合事象から，原子炉自動停止事象（2002〜2006 年）を抽出し，その発生傾向について分析した．
また，国内における原子炉自動停止事象の発生状況についても原子炉施設情報公開ライブラリーにより調査した．その結果，以下の点が判明した．
①海外の PWR では，原子炉自動停止事象が電気設備，タービン設備，計測制御系統設備においてほぼ同等な頻度で発生しており，BWR に比較して，給水系，制御棒駆動系，原子炉保護系設備が原因となるケースが多い．
②発生原因では，保守不良と運転不良によるものが多く，保守不良の中では，保守計画不良，作業者過誤が多い．
③運転不良の中では，給水系および制御棒駆動系設備の運転操作で発生しているものが多い．
④国内における原子炉自動停止事象の発生件数は米国に比較して少なく，これは，電気設備，計装設備の不具合の発生頻度が低いことによるものと考えられる．
キーワード

原子力発電所，原子炉自動停止，不具合事象，傾向分析

Abstract
The tendencies of trip events in nuclear power plants overseas (2002 to 2006)
registered in the nuclear information database of the Institute of Nuclear Safety System wereanalyzed with the following results:(1) Nuclear reactor automatic trip events at PWRs have occurred with nearly equal frequency inelectric facilities, turbine facilities, and instrument and control system facilities. Automatic trip
events arising from the water supply system, the control rod drive system, and the nuclear reactorprotection system have occurred more often at PWR plants than at BWR plants.
(2) The main causes of automatic trip events are maintenance errors and operation errors. Among
maintenance errors, maintenance plan errors and human errors by maintenance workers areprevalent.
(3) Among operation errors, errors in the operation of the water supply system and rod drive
system are prevalent.
(4) Automatic trip events have occurred less frequently in Japan than in the United Statespresumably due to the lower frequency of adverse events of electrical components andinstrumentation components.
Keywords

1.

nuclear power plants, nuclear reactor automatic trip, adverse event, trend analysis

はじめに

では海外の原子炉自動停止事象発生傾向の分析，国内の発生状況の調査を実施し，国内の原子炉自動停原子力発電所において原子炉が自動停止した場合，原子炉出力の異常，原子炉冷却能力の低下等原子炉止件数のさらなる低減のために教訓となる事項を抽出した．の安全性に影響を与える状況が発生したということだけでなく，設備の急激な圧力，温度変化による不2.

海外原子炉自動停止事象の調査

2.1

分析対象とその抽出（海外）具合発生も懸念されることから，自動停止に至る不具合を未然に防止することは，原子力発電所を安全・安定に運転する上で重要である．原子炉自動停
止事象は海外での発生件数が多いことから，本分析＊(株)原子力安全システム研究所

技術システム研究所

原子力安全システム研究所（以下「INSS」とい270う）で構築している原子力情報データベースには，

2.2

設備別の発生状況

1994 年以降に発行された米国原子力発電運転協会（INPO：Institute of Nuclear Power Operation），世INSS 原子力情報データベースに登録されている

界原子力発電事業者協会（WANO：World Associa-2002 年から 2006 年の不具合の設備別発生件数の分

tion of Nuclear Operators）の運転経験情報，および類を図 1 に示す．電気設備，タービン設備，計測制

米国原子力規制委員会（NRC：Nuclear Regulatory

御系統設備で約半数を占めており，PWR, BWR とCommission）の Event Notification Report, Licen-もほぼ同様な傾向を示している．その中から，原子see Event Report，2001 年 以 降 に 発 行 さ れ た 仏 国

炉自動停止事象のみを抽出し，設備別に分類した結ASN（Autorité de Sûreté Nucléaire）の MAGNUC

果を図 2 に示す．不具合全体の分類と比較して，電情報を登録している．このうち，INPO, WANO の気設備，タービン設備，計測制御系統設備が多く，情報は非公開情報であり，会員間の情報交換，共有

PWR では，ほぼ同等な割合で発生しており，BWRを目 的として作 成・発 行 さ れ て い る．一 方，米国と比較すると計測制御系統設備の割合が多い特徴が

NRC の Event Notification Report, Licensee Eventある．また，比較のため手動で停止した事象の分類

Report，仏国 ASN の MAGNUC 情報等は公開情報を図 3 に示す．自動停止の場合と比較して，電気設であり，一定の基準を超える事象が発生した場合に，備，計測制御系統設備の割合が少なく，原子炉冷却公衆へ通知することを目的として作成・発行されて系統設備が多くなっている．これは，電気設備，計いる．

測制御系統設備のような電気系の設備は，不具合のここでは，INSS 原子力情報データベースに登録

兆候段階がなく直ちに停止につながるが，原子炉冷されている 2002 年から 2006 年の 5 年間に海外原子却系統設備は，漏えい等の兆候段階があり，その状力発電所（PWR, BWR）で発生した不具合事象で，況を判断して原子炉の停止を行うケースが多いと考原子炉が自動停止した事象を分析の対象とした．な

えられる．

お，INSS 原子力情報データベースにおける登録対電気設備の不具合事象（原子炉自動停止）の詳細

象 基 数（2007 年 12 月 時 点）は，PWR248 基，内訳を図 4 に示す．PWR, BWR とも送電系，発電BWR66 基である．

機・励磁機系，所内電源系設備の不具合事象が多い．

2%
2%

10%
23%

3%
3%
5%

PWR（N=5350）

5%
20%

8%
8%

11%

図1

電気設備
タービン設備
計測制御系統設備
原子炉冷却系統設備
原子炉補助設備
非常用炉心冷却設備
原子炉本体
換気空調設備原子炉格納施設
発電所補助設備
燃料設備
その他

2%

24%

3%
4%
5%

BWR（N=2604）

5%
17%

7%
8%

12%

設備別の不具合発生件数（原子炉自動停止以外の事象を含む）

4%

7%
36%

29%

11%

2%

5%
電気設備

電気設備

10%

タービン設備

タービン設備PWR（N=360）

電気設備
タービン設備
計測制御系統設備
原子炉冷却系統設備
非常用炉心冷却設備
原子炉本体
原子炉補助設備
発電所補助設備
換気空調設備
燃料設備
原子炉格納施設
その他

BWR（N=124）計測制御系統設備

計測制御系統設備
原子炉冷却系統設備

その他

その他
29%

31%

図2

49%

原子炉自動停止発生件数

271

3%
3%

4%

6%
タービン設備
電気設備
原子炉冷却系統設備
計測制御系統設備
原子炉補助設備
原子炉本体
非常用炉心冷却設備
その他

4%
40%
12%

PWR
（N=349）

15%

8%

4%
4%

38%

4%
BWR
（N=133）15%17%

タービン設備
電気設備
原子炉冷却系統設備
原子炉本体
非常用炉心冷却設備
計測制御系統設備
原子炉格納施設
その他

23%

図3

原子炉手動停止発生件数

5% 3%

7% 3%
35%

送受電系
発電機・励磁機系
AC 所内電源系
計測制御電源系
その他

21%
PWR
（N=134）

24%

43%
BWR
（N=62）

送受電系
AC 所内電源系
発電機・励磁機系
計測制御電源系
その他

25%

34%

図4

電気設備不具合発生件数（原子炉自動停止）

その他

回路モジュール

検出器・トランスミッタ

発電機・励磁機

リレー

ケーブル・導線

遮断器

変圧器

2018161412
件数 1086420
送受発電
ＡＣ 電機・ 系
所内励磁電源器系
系

図 5 電気設備機器別不具合発生件数（原子炉自動停止，PWR）

さらに，PWR の電気設備不具合を機器別に分類し至るケースが多いと考えられる．

た結果を図 5 に示す．遮断器，リレー，変圧器，発タービン設備の不具合事象（原子炉自動停止）の電機・励磁機の不具合が多いことが分かる．発電

詳細内訳を図 6 に示す．給水系，タービン制御系の機・励磁機系機器の不具合は，直接発電機の停止に不具合事象が多い．特に PWR では，BWR に比較しつながる他，送電系，所内電源系の遮断器，変圧器て給水系，主蒸気系設備が原因となって，蒸気発生等の不具合についても送電電力の異常から，発電機器水位が変動し，原子炉自動停止となった事象が多の停止につながるため，最終的に原子炉自動停止にい．これは，PWR の蒸気発生器は，BWR の原子炉

272

9%

12%

6%

5%

給水系
タービン制御系
主蒸気系
復水系
復水器系
主タービン
その他

39%

6%
PWR
（N=114）5%15%タービン制御系
33%

9%

主タービン
BWR
（N=36）

9%

抽気及びヒータドレン系
循環水系
復水系
その他

14%

20%

18%

図6

給水系

タービン設備不具合発生件数（原子炉自動停止）

141210件数

864

図7その他

給水タ
主蒸 ー ビ 系
気系 ン制
御系

タービン設備機器別不具合発生件数（原子炉自動停止，PWR）

7%

8%

9%

8%
36%

16%

検出器・トランスミッタ

タービンスイッチ

配管

モータ

電源ユニットポンプ

回路モジュール

弁（弁駆動機構を含む）

0

コントローラ・設定器

2

制御棒及び制御棒駆動系

原子炉制御系

原子炉保護系
PWR（N=107）

BWR（N=13）

原子炉制御系

51%

核計装系
その他

核計装系
原子炉保護系
制御棒及び制御棒駆動系

33%

32%

図 8 計測制御系統設備不具合発生件数（原子炉自動停止）

容器に比較すると容量が小さく，また，接続される不具合を機器別に分類した結果を図 7 に示す．弁，給水系，主蒸気系はそれぞれ 1 系統であることから，コントローラ・設定器等，給水流量，蒸気流量の変給水系，主蒸気系の不具合による給水流量，蒸気流動につながる機器の不具合が多いことが分かる．

量の変動が蒸気発生器の水位に与える影響が大きく，計測制御系統設備の不具合事象（原子炉自動停止）

蒸気発生器の低水位，高水位による自動停止に至りの詳細内訳を図 8 に示す．原子炉保護系，制御棒及やすいと考えられる．また，PWR のタービン設備

び制御棒駆動系，原子炉制御系等の不具合事象が多273141210件数

864図9その他

コントローラ・設定器

リレー

電源ユニット

スイッチ

検出器・トランスミッタ

遮断器

盤

回路モジュール

0制御棒駆動機構

2制
原子 御棒及炉保び原子護系 制御炉制棒駆御系
動系

計測制御系統設備機器別不具合発生件数（原子炉自動停止，PWR）

い．特に PWR では，BWR と比較して，原子炉保護を挿入する．しかし，スクラム・パイロット弁は，1系，制御棒及び制御棒駆動系が多く，原子炉制御系台のスクラム弁に対して 2 台あり，両方が無励磁にが少ないという特徴がある．計測制御系統設備の不なった場合にスクラム弁が動作することから 1 台の具合件数の割合は，不具合全体では PWR, BWR に故障では制御棒挿入とはならず，不必要な原子炉自大きな差はないが（図 1），原子炉自動停止に至った動停止の防止という観点では信頼性が高いと言える．

ものではかなりの差があり（図 2），不具合の自動停

このように BWR では，設備の単一故障が制御棒の止へのつながりやすさに違いがあると考えられる．

急速挿入につながりにくく，そのため PWR に比較両者の設備を比較 (1) すると，BWR の原子炉保護系して自動停止に至りにくいと考えられる．さらに，は，独立した 2 系統の設備で構成され，2 系統同時

PWR の計測制御系統設備不具合を機器別に分類しに停止信号が発信した場合に自動停止する設計であた結果を図 9 に示す．各系統とも回路モジュールのり，設備の単一故障が自動停止につながりにくいと不具合が多いことが分かる．

言える．一方，PWR の原子炉保護系も主に独立した 2 系統の設備で構成されるが，どちらか一方の系

2.3

原因別の発生状況

統の作動で自動停止となる設計であり，BWR に比較して設備の単一故障が原子炉自動停止につながり原子炉自動停止事象（2005〜2006 年）の原因を分やすい．また，制御棒及び制御棒駆動系に関しては，類(2)した結果を図 10 に示す．保守不良，運転不良，PWR では，設備の故障により制御棒を保持してい経年劣化が多い．また，保守不良をさらに詳細原因

る駆動機構の電源が喪失した場合には止め金が外れ，で分類した結果を図 11 に示すが，保守計画不良，作重力により制御棒が挿入されるフェイルセーフ設計

業者過誤が多いことが分かる．となっている．この点については，BWR において

保 守 不 良（原 子 炉 自 動 停 止）の 設 備 別 の 分 類も同様であり，故障が生じた場合には安全側に動作（2002〜2006 年）を図 12 に示す．電気設備，計測制するようにフェイルセーフ設計となっている．例え御系統設備，タービン設備が多い．また，機器別にば，停止信号発生時に制御棒を水圧で急速挿入する分類した結果を図 13 に示す．リレー，弁，回路モために動作するスクラム弁は，ソレノイド作動の常ジュールが多いことが分かる．原子炉自動停止防止

時励磁のスクラム・パイロット弁により空気圧がかのためには，これら系統，機器の保守計画，作業者

かって閉止状態が保たれているが，スクラム・パイ過誤による保守不良に特に注意が必要である．

ロット弁の電源が喪失した場合には動作して制御棒

次に運転不良（原子炉自動停止）の設備別分類

274

12%
1%

保守不良
運転不良
経年劣化
設計不良
偶発故障
製造不良
施工不良
その他管理不良
不明、記載なし

3%
32%

5%
9%

N=20410%14%14%

図 1013%

保守計画不良N=6649%

作業者過誤
その他

38%

原 因 別 不 具 合 発 生 件 数（原 子 炉 自 動 停 止，PWR, BWR）

図 11 保守不良の詳細分類（原子炉自動停止，PWR,BWR）

4%

4%
11%

28%

38%

電気設備
計測制御系統設備
タービン設備その他

PWR（N=138）BWR（N=46）
24%
61%

電気設備
タービン設備
計測制御系統設備
その他

30%

図 12

保守不良の設備別不具合発生件数（原子炉自動停止）

リレー
弁（駆動機構含む）
回路モジュール
盤
検出器・トランスミッタ
発電機・励磁機
遮断器
スイッチ
変圧器
ケーブル・導線
コントローラ・設定器
その他

16%

15%
4%
4%

14%
N=138

5%
5%

11%

5%
5%

図 13

7%

9%

保守不良の機器別不具合発生件数（原子炉自動停止，PWR）

10%

8%
10%

12%

32%

タービン設備PWR（N=57 ）
56%24%

計測制御系統設備
電気設備

10%

BWR
（N=20）

その他

タービン設備
電気設備
計測制御系統設備
原子炉冷却系統設備
非常用炉心冷却設備
その他

10%
28%

図 14

運転不良の設備別不具合発生件数（原子炉自動停止）（2002〜2006 年）を図 14 に示す．タービン設備，計タービン設備における運転不良の系統別分類を図 15測制御系統設備，電気設備が多く，PWR ではターに示す．給水系設備が多く，約半数を占めており，

ビ ン 設 備 が 過 半 数 を 占 め て い る．さ ら に，PWR

給水系設備の中では弁装置が多い．

275

13%

14%
給水系

6%

主蒸気系
42%

9%

主タービン

N=33

20%

タービン制御系

弁装置

給水系（N=15）

制御・保護装置

復水器系
9%

ポンプ装置

復水系

67%

その他
9%

11%

図 15

タービン設備運転不良の系統別発生件数（原子炉自動停止，PWR）

27%

低出力時の給水調整操作
主給水ポンプ操作

40%
N=15

計器用空気系操作
13%

その他
20%

図 16

タービン設備の運転不良（給水系）の運転操作別発生件数（原子炉自動停止，PWR）

7%

13%

7%

制御棒駆動機構

制御棒及び制御棒駆動系
原子炉保護系

14%

13%

核計装系

N=14
58%

制御棒
（N=8）

工学的安全施設作動系
原子炉制御系

14%

49%

Ｐ／Ｃ
（パワーセンター）
遮断器
現地制御盤
スイッチ

25%

図 17

計測制御系統設備の運転不良の系統別発生件数（原子炉自動停止，PWR）

PWR タービン設備（給水系）における運転不良がある．

を運転操作別に分類した結果を図 16 に示す．プラン

また，PWR 計測制御系設備における運転不良のト起動停止時等低出力時の給水調整操作，主給水ポ系統別分類を図 17 に示す．制御棒及び制御棒駆動系

ンプ操作等が多い．特に起動停止時は，蒸気発生器が多く，過半数を占めている．これら設備の運転操の給水を主系統，バイパス系統間で切替える操作が作において特に慎重な操作計画の作成，操作の実施あり，蒸気発生器の水位調整には注意が必要である．

が必要である．

国内においては，運転員はシミュレータにより給水これら制御棒及び制御棒駆動系運転不良を運転操切替え，給水調整操作の訓練を十分行っているが，作別に分類した結果を図 18 に示す．制御棒駆動系

海外と同様に蒸気発生器の給水切替え時に原子炉が（CRDM：Control Rod Drive Mechanism）電源遮断自動停止した事例があることから，今後も継続して器操作，制御棒操作等が多い．特に CRDM 電源の訓練を実施すると共に，設備の不具合等様々なケー操作を誤り電源が喪失した場合，直ちに制御棒の落スを想定して訓練を行ない，運転操作技術のレベル下につながることから注意が必要である．また，制アップに努める必要がある．また，定格出力運転中御棒の挿入，引き抜き操作も原子炉出力に直接影響

においては，給水の調整操作は基本的にないものの，するものであり，原子炉自動停止につながりやすい

計器用空気系統の隔離の誤操作等により給水制御弁ことから，パラメータの監視を十分行い，慎重な操の閉止となる可能性があることから，運転員はこの作が必要である．

ような危険性を十分認識した上で操作に当たる必要276

今回の海外における原子炉自動停止事象の分析結

13%

Ｎ＝８49%

ＣＲＤＭ電源遮断器操作
制御棒操作
その他

38%

果から分かるように，原子炉自動停止事象の発生には電気，計装関係の機器の不具合が大きく影響している．また，INSS でこれまで実施してきた日米の不具合発生頻度の分析結果 (5)〜(7) から，電気，計装関係の機器については，日本の不具合の発生頻度が図 18計測制御系統設備の運転不良（制御棒及び制御棒駆動系）の運転操作別発生件数（原子炉自動停止，PWR）

米国の 1 ／ 8 以下であり，機械関係については，電気，計装関係に比較して日米の不具合発生頻度が接近していることが分かっている．このように日本の電気，計装関係の不具合発生頻度が低いことが原子炉自動停止事象の件数が少ないことにつながってい3.

国内原子炉自動停止事象の調査ると考えられる．
今後，オンラインメンテナンス等，プラントの運3.1

分析対象とその抽出（国内）

用が米国の状況に近づいた場合には，原子炉自動停止の増加も懸念されることから，その点を踏まえて国内事象の抽出には，原子力施設情報公開ライブ今後のプラント運用を行っていく必要がある．

ラリー（ニューシア）(3)を活用した．対象は海外と同様に過去 5 年間（2002〜2006 年）とし，原子炉自4.

まとめ動停止事象を抽出した．
海外原子力発電所における原子炉自動停止事象の3.2

原子炉自動停止事象の発生状況

発生傾向の分析，国内における発生状況の調査を行った結果，設備の保守，運転操作上の留意点等以抽出した原子炉自動停止事象の件名リストを表 1

下の結論を得た．に示す．5 年間で 11 件あり，その内，5 件は，地震，(１) 海外の PWR では，原子炉停止事象が電気設送電系統の擾乱等発電所外の外部要因によるもので備，タービン設備，計測制御系統設備においてある．1 基当たりの発生件数も米国(4)の 1 ／ 10 程度ほぼ同等な頻度で発生している．また，BWRと非常に少ない．また，件数が少ないため，発生傾と比較した場合，その設備の違いから，タービ向の特徴を見出すことは出来ないが，海外で件数がン設備の給水系，計測制御系統の制御棒及び制多かった給水系の運転操作時の不具合（高浜 3 号機御棒駆動系，原子炉保護系設備が原因となって2006.8.18 発生）が国内においても発生している．

原子炉自動停止となるケースが多いという特徴

表1

国内の原子炉自動停止件名リスト（2002〜2006 年）

12発生日
02.03.31
03.05.26

ユニット
東海 2炉型BWR女川 3

BWR303.12.19

敦賀 1BWR456704.06.08
04.07.09
04.08.09

敦賀 1
柏崎刈羽発 1
美浜 3

BWRBWRPWR

柏崎刈羽 5
女川 1，2，3
大飯 1，2BWR

8905.07.03
05.08.16
05.12.22

1006.06.15

浜岡 5

BWR

1106.08.18

高浜 3

BWR
PWR

件 名
原子炉自動停止における制御棒 1 本の不完全挿入について
女川 3 号機の地震に伴う原子炉自動停止について
送電系統の擾乱による原子炉自動停止について
原子炉自動停止について
発電機地絡継電器動作による原子炉自動停止について
二次系配管破損事故について
復水器真空度低下に伴う原子炉自動停止について
8・16 宮城地震による女川原子力発電所全プラント停止について
送電系統事故に伴う大飯 1,2 号機原子炉停止及び大飯 3,4 号機所内単独運転について

5 号機タービン振動過大によるタービン自動停止に伴う原子炉自動停止についてPWR 「B-SG 水位異常低」警報発信による原子炉自動停止について

277があり，PWR の原子炉自動停止防止という点では留意すべき重要な設備と言える．
(２) 原子炉自動停止の発生原因では，保守不良によるものが多く，その中では，保守計画不良，作業者過誤が多い．また，それらを設備で分類すると，電気設備，タービン設備，計測制御系統設備が多く，機器では，リレー，弁，回路モジュール等が多い．原子炉自動停止の防止のた
めには，これらの設備，機器における保守計画，保守作業時の人的過誤防止に特に注意が必要である．
(３) 発生原因では，運転不良によるものが次に多く，タービン設備の給水系，計測制御系統設備の制御棒及び制御棒駆動系における運転操作で発生している．原子炉自動停止の防止のためには，これらの設備における運転操作では特に注意が必要である．
(４) 国内においては，現状では原子炉停止事象の発生件数は米国に比較して少ない．これは，原子炉停止事象への寄与が大きい電気設備，計装設備の不具合の発生頻度が国内の方が低いことによるものと考えられる．

文献(１) 原子力安全研究協会，軽水炉発電所のあらまし，（1992 年 10 月）．
(２) 宮崎孝正，経年劣化や人的過誤等を含めた原子力発電所不具合事象の新たな原因分類法とその適用結果， 日本原子力学会論文誌，Vol.6（No.4）, pp.434-443 (2007)．
(３) 日本原子力技術協会，原子力施設情報公開ライ
ブラリー，http:/www.nucia.jp/（2008 年 1 月
20 日現在）．
(４) NUREG-1350 Vol. 19, Information Digest
2007-2008， USNRC (2007).
(５) 伏見 康之，原子力発電所における空気作動弁ポジショナの不具合発生傾向， INSS JOURNAL, Vol.13, p.276 (2006).
(６) 島田 宏樹，米国の原子力発電所における遮断 器 不 具 合 事 象 の 傾 向 分 析， INSS JOURNAL, Vol.13, p.286 (2006).
(７) 嶋田 善夫，原子力発電所の装置，機器毎の不 具 合 発 生 頻 度 の 日 米 比 較， INSS JOURNAL, Vol.14, p.316 (2007).