2011, Vol.18, 267-274

日米の原子力発電所における非常用ディーゼル発電機
不具合の傾向分析
Trend Analyses of the Emergency Diesel Generator Problem Events in Japanese and U.S.
Nuclear Power Plants

嶋田

善夫（Yoshio Shimada）

267

日米の原子力発電所における非常用ディーゼル発電機
不具合の傾向分析
Trend Analyses of the Emergency Diesel Generator Problem Events in Japanese and U.S.
Nuclear Power Plants
嶋田＊1
善夫（Yoshio Shimada）

要約 2009 年までに筆者らは，原子力発電所の電気機器のうち，不具合発生頻度の高い主発電機，非常用ディーゼル発電機，遮断器，モータ，および変圧器の不具合の傾向分析を実施してきた．
不具合発生頻度の高い電気機器のうち，非常用ディーゼル発電機に関して，前回の分析から数年が経過したこと，および外部電源が喪失した場合にも原子炉を安全に停止し冷却するために極めて重要な機器であることから，再度，傾向分析を実施した．本分析では，ニューシア（原子力施設情報公開ライブラリー）に登録されている 2005 年から 2009 年の 5 年間に国内の原子力発電所で発生した不具合事象（40 件）および原子力安全システム研究所（INSS）の原子力情報データベースに登録されている LER（米国の原子力発電所が NRC に提出する事象報告書）のうち 2005 年から 2009 年の 5 年間に米国の原子力発電所で発生した非常用ディーゼル発電機の不具合事象（80 件）について傾向分析を実施した．非常用ディーゼル発電機の不具合傾向から得られた教訓として，
日米ともに，発電所運転中かつ機能試験中に不具合の発生頻度が高い（すなわち，効果的に事前に不具合が発見できている）ことから，発電所運転中の定期的な機能試験の実施は，今後も重要
である．
キーワード

非常用ディーゼル発電機，不具合，傾向分析，原子力発電所，ニューシア，LER，機能試験

Abstract		 Up to 2009, the author and a colleague conducted trend analyses of problem
events related to main generators, emergency diesel generators, breakers, motors andtransformers which are more likely to cause problems than other electric components
in nuclear power plants. Among the electric components with high frequency of defectoccurrence, i.e., emergency diesel generators, several years have passed since the last analyses.
These are very important components needed to stop a nuclear reactor safely and to cool
it down during external power supply loses. Then trend analyses were conducted for thesecond time. The trend analyses were performed on 80 problem events with emergency
diesel generators which had occurred in U.S. nuclear power plants in the five years from 2005
through 2009 among events reported in the Licensee Event Reports (LERs: event reports
submitted to NRC by U.S. nuclear power plants) which have been registered in the nuclear
information database of the Institute of Nuclear Safety System, Inc. (INSS) , as well as 40 events
registered in the Nuclear Information Archives (NUCIA) , which occurred in Japanese nuclear
power plants in the same time period. It was learned from the trend analyses of the problem
events with emergency diesel generators that frequency of defect occurrence are high in both
Japanese and US plants during plant operations and functional tests (that is, defects can be
discovered effectively in advance), so that implementation of periodical functional tests underplant operation is an important task for the future.
Keywords	emergency diesel generators, problem events, trend analyses, nuclear power plants, NUCIA,
LER, functional test

＊1 （株）
原子力安全システム研究所

技術システム研究所

268

1.

分析の目的と分析データ
現在世界で約 430 炉の原子力発電所が稼動し電力を生産しており，その総運転経験は 12,000 炉・年

2.

分析結果

2.1

日本の非常用ディーゼル発電機の分
析結果を超えている．こうした運転経験に関する諸データは貴重な資料として将来に生かされるが，そこで発日本については，ニューシアに登録されている

生する各種の不具合（事故，トラブルなど一切）の2005 年から 2009 年の 5 年間に国内の原子力発電所

情報も，同種の不具合はもちろん，より大きなトラで発生した非常用ディーゼル発電機の不具合事象はブルや事故の発生の防止に役立ち，安全性の向上に40 件，発電炉の数は 56 基であるので，トータルの資するとともに，信頼性の向上にも結びつく．こう不具合の発生頻度は，0.14 件 / 炉・暦年である．な

した観点から，経済産業省資源エネルギー庁に設置

お，以下の図 1 ～ 9 の中で用いた分類用語は，ニューされている総合資源エネルギー調査会原子力安全・シアの用語をそのまま使用している．

保安部会「検査の在り方に関する検討会」でも，その ｢中間とりまとめ（1）」において，「災害防止上支

図 1 は，日本の非常用ディーゼル発電機の炉型毎

障のない軽微なトラブルやトラブルに至らない運転の不具合発生頻度を示す．BWR の不具合発生頻度

管理上の情報を事業者の組織内あるいは産業界で共が，PWR の不具合発生頻度より高い．

有し，活用することは，より大きなトラブルの予兆を察知し，これを防止する上で重要である．
」としている．原子力安全システム研究所（INSS）技術
システム研究所は，1995 年頃からその重要性を認

BWR

識し，個々の事象分析から改善点を抽出すること，および不具合の発生傾向の分析から改善点を抽出する活動を継続している．
2009 年までに INSS は，電気機器のうち不具合発

PWR

生頻度の高い主発電機，非常用ディーゼル発電機，遮断器，電動機，変圧器の傾向分析（2）～（6）を実施した．不具合発生頻度の高い電気機器のうち，非常用
ディーゼル発電機について，前回の分析から数年が経過したこと，および外部電源が喪失した場合にも原子炉を安全に停止し冷却するために極めて重要な機器であることから，再度，傾向分析を実施した．
（8）
本分析では，ニューシア（7）に登録されている

発生頻度（件/炉・暦年）図 1	日本の非常用ディーゼル発電機の炉型毎の不具合発生頻度

非常用ディーゼル
配管（計装配管・オリフィス本体除く）（情報区分 : トラブル情報，保全品質情報，その他

燃料タンク情報）2005 年から 2009 年の 5 年間に国内の原子力

現場制御盤

発電所で発生した非常用ディーゼル発電機の不具

計装配管

合事象（40 件），および原子力情報データベース（9）

逆止弁

（10）
（11）

に登録されている LER（米国の原子力発電所

が，NRC に提出する事象報告書 : 定義は異なるが，
ニューシアのトラブル情報相当）のうち 2005 年から 2009 年の 5 年間に米国の原子力発電所で発生した不具合事象（80 件）について傾向分析を実施した．
なお，2 章および 3 章の図中の分類用語は，それぞれのデータベースの用語をそのまま使用しているので，直接の日米比較はできない．

記録計・指示計
圧縮機
リレー
ディーゼル発電機・励磁機
その他

発生頻度（件/炉・暦年）図 2	日本の非常用ディーゼル発電機の機器毎の不具
合発生頻度

269

図 2 は，日本の非常用ディーゼル発電機の機器毎の不具合発生頻度を示す．その他を除くと，非常用

置（ガバナ），弁，配管，記録計・指示計の不具合
発生頻度が高い．

ディーゼル，
配管（計装配管・オリフィス本体除く），

図 4 は，日本の非常用ディーゼル発電機の原因毎

燃料タンク，現場制御盤の不具合発生頻度が高い．

の不具合発生頻度を示す．その他を除くと，保守不図 3 は，日本の非常用ディーゼル発電機の部品毎

完全，作業者の過失，自然劣化の不具合発生頻度がの不具合発生頻度を示す．その他を除くと，調速装高いので，さらに注意深い保守計画の策定が必要である．図中の「自然劣化，震動」は，1 つの不具合
事象に 2 つの原因が設定されているものである．

調速装置（ガバナ）

図 5 は，日本の非常用ディーゼル発電機の事象の

弁

種別毎の不具合発生頻度を示す．時間依存性のない

配管

事象（偶発事象を含む），火災に該当しない事象の記録計・指示計不具合発生頻度が高い．なお，火災に該当する事象はなかった．

弁, インジケータコック弁
発電機周波数計

図 6 は，日本の非常用ディーゼル発電機の事象発配管, ユニオン継手

生時の運転モード毎の不具合発生頻度を示す．運転

燃料遮断用タイマー

中の不具合発生頻度が高いことから，運転中の定期

燃料供給配管油圧変動緩和装置ドレン配管

的な機能試験が，重要であることがわかる．

内燃機関

図 7 は，日本の非常用ディーゼル発電機の発見方

自動電圧調整器盤内抵抗器

法毎の不具合発生頻度を示す．試験・検査中の不具

急速減磁回路用電磁接触器のクロスバーピン

合発生頻度が高いことから，定期的な機能試験が，機械式過速度停止装置用パイロット弁

重要であることがわかる．

圧力制御逆止弁

図 8 は，日本の非常用ディーゼル発電機の原子炉

リレー
ポンプ
タンク
ターニング装置

時間依存性のない事象（偶発事象を含む）
火災に該当しない事象

ステム・スピンドル・駆動ロッド, 燃料噴射弁，燃焼装置
シリンダー排気弁のアジャストボルトホルダ／
アジャストボルト受金)

時間依存性のある劣化事象
火災に該当しない事象

シリンダ
ガスケット・パッキン, シート, 蓋・キャプ
ガスケット・パッキン

火災に該当しない事象

その他

発生頻度（件/炉・暦年）図 3	日本の非常用ディーゼル発電機の部品毎の不具
合発生頻度

保守不完全

発生頻度（件/炉・暦年）図 5	日本の非常用ディーゼル発電機の事象の種別毎の不具合発生頻度

運転中

作業者の過失
自然劣化

冷温停止

震動
燃料交換

施工不完全
自然劣化, 震動

その他
その他

発生頻度（件/炉・暦年）図 4	日本の非常用ディーゼル発電機の原因毎の不具合発生頻度

発生頻度（件/炉・暦年）図 6	日本の非常用ディーゼル発電機の運転モード毎の不具合発生頻度270

運転への影響毎の不具合発生頻度を示す．ほとんど毎の不具合発生頻度を示す．泊 1 号を除き，東海第の不具合は原子炉運転に影響を及ぼしていないが，

二，浜岡 3 号，5 号，福島第一 3 号，志賀 2 号にいまれに，停止期間延長，手動停止に至ったケースがたるまで BWR の不具合発生頻度が高い．グラフにある．

は表示していないが，5 年間に 1 件も不具合が発生

図 9 は，日本の非常用ディーゼル発電機の発電所

していない発電所も多いことから，発電所毎の不具合発生頻度には，大きな差異があり，不具合発生頻度のトータルの平均値より発生頻度の高い発電所については，保守計画の改善などが必要であろう．

試験・検査
運転操作
作業・点検

2.2

巡回点検

米国の非常用ディーゼル発電機の
分析結果

運転監視

米国の原子力発電所については，INSS の原子力情その他

発生頻度（件/炉・暦年）図 7	日本の非常用ディーゼル発電機の発見方法毎の不具合発生頻度報データベースに登録されている LER のうち 2005年から 2009 年の 5 年間に発生した非常用ディーゼ
ル発電機の不具合事象は 80 件，原子炉の数は 103基であるので，トータルの不具合の発生頻度は，0.16
件 / 炉・暦年である．なお，以下の図 10 ～ 21 の中で用いた分類用語は，原子力情報データベースの用なし

語をそのまま使用している．また，分類用語については，原因分類を除き明確な定義がされていないの停止期間延長で，特に分かりにくい用語については，個人的な解釈を記載する．

手動停止

図 10 は，米国の非常用ディーゼル発電機の炉型毎の不具合発生頻度を示す．図によれば炉型による発生頻度（件/炉・暦年）図 8	日本の非常用ディーゼル発電機の原子炉運転への影響毎の不具合発生頻度

不具合発生頻度の差違は，ほとんどない．
図 11 は，米国の非常用ディーゼル発電機の機器毎の不具合発生頻度を示す．非常用ディーゼル，ディーゼル発電機・励磁機，保護リレー，現場制御

東海第二盤の不具合発生頻度が高い．

浜岡3号

図 12 は，米国の非常用ディーゼル発電機の部品

浜岡5号
福島第一3号
泊1号

毎の不具合発生頻度を示す．燃料噴射弁・燃焼装置，

志賀2号

AVR・AQR（自動電圧調整装置），弁，フィルタ・

福島第二3号

ストレーナ，ヒューズ，シリンダ，リレーの不具合

伊方3号
福島第一4号
福島第一1号
浜岡2号
敦賀2号

BWR

大飯2号
大飯1号
高浜4号
高浜3号
高浜1号

PWR

伊方2号
伊方1号

発生頻度（件/炉・暦年）図 9	日本の非常用ディーゼル発電機の発電所毎の不具合発生頻度

発生頻度（件/炉・暦年）図 10	米国の非常用ディーゼル発電機の炉型毎の不具合
発生頻度

271

非常用ディーゼル

燃料噴射弁､燃焼装置

ディーゼル発電機・励磁機

ＡＶＲ､ＡＱＲ(自動電圧装置）
フィルタ・ストレーナ

保護リレー

弁

現場制御盤

リレー
６０００Ｖ級遮断器(Ｍ／Ｃ)

シリンダ

ストレーナ (メッシュ粗）

ヒューズ

配管
（計装配管及びオリフィス本体を除く）

ポンプ

燃料タンク

遮断器・断路器
ケーブル・導線

煙突・煙道

回路モジュール

ポンプ

電気回路

電動ポンプ

スイッチ

電動ポンプモータ

配管

その他または不明の発電機・励磁機

ケーシング・ケース・ハウジング

伝達・リンク機講

伝熱管その他または不明の変圧器

フィッティング(接続部・溶接部）
容器

母線・送電用ケーブル

巻線 (コイル)中央制御室制御盤

接触部

熱交換器

端子

フィルタ・ストレーナ

端子箱､電線箱フィルタ (メッシュ細）

電圧調整器

スイッチ

励磁回路設備 (ＰＭＧ､副整流器）

補助リレー

その他

空気レシーバ・タンク

発生頻度（件/炉・暦年）

その他

発生頻度（件/炉・暦年）図 12	米国の非常用ディーゼル発電機の部品毎の不具合発生頻度

図 11	米国の非常用ディーゼル発電機の機器毎の不具合
発生頻度
保守不良－保守計画不良

発生頻度が高い．なお，INSS の原子力情報データ

保守不良－保守人的過誤
運転不良－運転計画不良

ベースでは，調速装置（ガバナ）が，燃料噴射弁，

設計不良－人的過誤

燃焼装置の中に含まれている．燃料噴射弁・燃焼装

運転不良－運転人的過誤

置の中から英文の全文検索により「governor」を

経年劣化－電気機械設備他含む事象を抽出した結果，5 件中 4 件であった．す
なわち，
調速装置
（ガバナ）
の不具合発生頻度が高い．
図 13 は，米国の非常用ディーゼル発電機の原因
毎の不具合発生頻度を示す．保守不良－保守計画不良，保守不良－保守人的過誤，運転不良－運転計画

製造不良－その他
設計不良－その他
記載なし
運転不良－周辺状況不良
保守不良－周辺状況不良
設計不良－現基準に不適合
調査中不良による不具合発生頻度が高い．したがって，非管理不良－発電所運営

常用ディーゼル発電機の不具合発生を防止するため

運転不良－不可抗力に，さらに注意深い保守計画の策定が必要であることを示唆している．
図 14 は，米国の非常用ディーゼル発電機不具合に対する対策の頻度を示す．これによれば，非常用

偶発故障
製造不良－不可抗力
不明
外部要因－想定内事象
保守不良－その他

ディーゼル発電機の不具合への対策として，マニュ

保守不良－不可抗力

アル整備，部品交換，教育訓練，設計仕様変更，点

製造不良－人的過誤検・検査，修理・加工の頻度が高い．
図 15 は，米国の非常用ディーゼル発電機の不具合発生時の運転モード毎の発生頻度を示す．出力運発生頻度（件/炉・暦年）図 13	米国の非常用ディーゼル発電機の原因毎の不具合
発生頻度

272

転中の不具合発生頻度が高いことから，運転中の定期的な機能試験は，重要であることがわかる．
図 16 は，米国の非常用ディーゼル発電機の不具れた供用除外時間内に修理が完了したものを含む．
図 18 は，米国の非常用ディーゼル発電機不具合の漏洩面から見た発生頻度を示す．これより漏洩の合発見動機の頻度を示す．機能試験，監視点検中の不具合発生頻度が高いことから，定期的な機能試験は，重要であることがわかる．なお，「機能試験」

非常用ＤＧ機能低下

は定期的な機器の機能試験，「監視点検」は運転員

影響なし

または保守員の巡回点検，「保守検査」は運転中あ

手動停止

るいは停止中の計画保守点検検査，「分析評価」は非常用ＤＧ起動失敗

主に設計検証などを意味する．

安全関連機能（電源系）低下

図 17 は，米国の非常用ディーゼル発電機不具合

非常用ＤＧ起動の発電所への影響毎の頻度を示す．非常用 DG 機能

安全関連機能（電源系）喪失

低下や影響なしの頻度が高い．なお「影響なし」に記載なし

は，保守後試運転中に見つかった不具合で，計画さ非常用ＤＧ起動信号発信
ＣＶスプレイ機能低下
マニュアル整備
ＥＣＣＳ機能低下

部品交換
教育・訓練

原子炉トリップ（手動）設計仕様変更
点検・検査

出力抑制

修理・加工
記載なし
検討中

発生頻度（件/炉・暦年）

機器交換

図 17	米国の非常用ディーゼル発電機不具合の発電所への影響毎の発生頻度

機能試験
発生頻度（件/炉・暦年）図 14	米国の非常用ディーゼル発電機の対策毎の不具合
発生頻度

影響なし

記載なし
出力運転
その他漏洩

記載なし
燃料取替

油漏洩
低温停止
発生頻度（件/炉・暦年）

高温停止

発生頻度（件/炉・暦年）図 15	米国の非常用ディーゼル発電機の運転モード毎の不具合発生頻度機能試験

図 18	米国の非常用ディーゼル発電機不具合の漏洩面から見た発生頻度

影響なし

監視点検
分析評価
保守検査
警報発信
記載なし

保護系動作
運転操作
記載なし
発生頻度（件/炉・暦年）図 16	米国の非常用ディーゼル発電機の不具合発見動機の頻度

発生頻度（件/炉・暦年）図 19	米国の非常用ディーゼル発電機の人身事故の面から見た不具合発生頻度

273

影響なしの不具合発生頻度が高い．
図 19 は，米国の非常用ディーゼル発電機の人身事故の面から見た不具合発生頻度を示す．これより人身事故を伴わない不具合発生頻度が高いことがわの規制影響の観点からの発生頻度を示す．これよりTech.Spec. 措置を伴うケースと規制上の影響を伴わない不具合発生頻度が高いことがわかる．
図 21 は，米国の非常用ディーゼル発電機の発電
所毎の不具合発生頻度を示す．Kewaunee 1，Wolf

かる．
図 20 は，米国の非常用ディーゼル発電機不具合

Creek，River Bend 1，Palo Verde 3，Palo Verde2，Joseph M. Farley 1 の不具合発生頻度が高い．
グラフには表示していないが，5 年間に 1 件も不具合が発生していない発電所も多いことから，発電所

Tech.Spec.措置

毎の不具合発生頻度には，大きな差異があり，不具

影響なし

合発生頻度のトータルの平均値より発生頻度の高い発電所については，保守計画の改善などが必要であTech.Spec.違反

る．なお，Brunswick 1/2，Turkey Point 3/4 など
は，複数の号機に共通する不具合の発生したもので法規・法令違反

発生頻度（件/炉・暦年）図 20	米国の非常用ディーゼル発電機不具合の規制上の影響の観点から見た発生頻度

ある．

2.3

日米の非常用ディーゼル発電機の不具合発生傾向の比較（1）	日 米のトータルの非常用ディーゼル発電機のKewaunee 1
Wolf Creek
River Bend 1
Palo Verde 3
Palo Verde 2
Joseph M. Farley 1
Virgil C. Summer
Turkey Point 4
St. Lucie 1
San Onofre 2
Prairie Island 2
Perry 1
Palo Verde 1
Palisades
Millstone 2Limerick 2
Fort Calhoun 1
Duane Arnold 1
Crystal River 3
Brunswick 1
Brunswick 1/2
Turkey Point 3
Sequoyah 1
Seabrook 1
Quad Cities 1
Pilgrim 1
Oyster Creek
Lasalle 1
James A. Fitzpatrick
Hope Creek 1
Grand Gulf 1
Donald C. Cook 2
Diablo Canyon 1
Davis Besse
CooperComanche Peak 1
Columbia
Catawba 1
Turkey Point 3/4
Sequoyah 1/2
Quad Cities 1/2
Joseph M. Farley 1/2
Dresden 2/3

不具合発生頻度は，それぞれ 0.14 件 / 炉・暦
年と 0.16 件 / 炉・暦年であり，ニューシアとLER に登録される不具合の程度に差違はある
が，日本は米国と同等の発生頻度である．
（2）	日米の炉型毎の不具合発生頻度について比較すると，日本では BWR の不具合の発生頻度が高いが，米国では差違が小さい．
（3）	日米の非常用ディーゼル発電機の発電所毎の不日米ともに，具合発生頻度について比較すると，発電所毎の不具合の発生頻度には，0 件 / 炉・
暦年の発電所から最大 1.4 件 / 炉・暦年（日本
および米国）の発電所まで，大きな開きがある．
（4）	日米の機器毎の不具合発生頻度について比較す
ると，非常用ディーゼル，現場制御盤が共通して発生頻度が高い．一方，ディーゼル発電機・励磁機の発生頻度が，米国において高いが，日本では低い．
（5）	日米の部品毎の不具合発生頻度について比較す
ると，調速装置（ガバナ）と弁の発生頻度が共通して高い．
（6）	日米の原因毎の不具合発生頻度については，原因分類の体系が異なるので，直接の比較が困難
発生頻度（件/炉・暦年）図 21	米国の非常用ディーゼル発電機の発電所毎の不具合発生頻度であるが，保守不完全（保守不良）が共通して発生頻度が高い．
（7）	日米の運転モード毎の不具合発生頻度について

274

比較すると，運転モードの中では，運転中の時間が最も長いので，当然かもしれないが，運転中の発生頻度が共通して高い．
（8）	日米の不具合発見方法毎の発生頻度について比較すると，待機（停止）している機器であるのVol. 13，P281（2006）．
（３）	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，P286（2006）．
（４）	嶋田善夫，「信頼性ブロックダイアグラムとで当然かもしれないが，試験・検査（機能試験）

原子力発電所非常用ディーゼル発電機運転経による発見が共通して発生頻度が高い．

験情報のハイパーリンクによるデータベース（9）	日米の発電所への影響毎の発生頻度について比構築」，INSS JOURNAL，Vol. 10，P93（2003）.

較すると，影響を伴わない不具合が共通して発（５）	嶋 田

善 夫，「米国原子力発電所における生頻度が高い．なお「影響なし」には，保守後モータ不具合の傾向分析」，INSS JOURNAL，

試運転中に見つかった不具合で，計画された供Vol. 15，P287（2008）．

用除外時間内に修理が完了したものを含む．

（６）
	嶋 田

善夫，「米国原子力発電所における変圧器不具合の傾向分析」，INSS JOURNAL，

3.

結論（提言）

Vol. 16，P228（2009）．
「原子力施設情報公開ラ（７）	日本原子力技術協会，（1）	日米ともに，発電所運転中かつ機能試験中に不イブラリー「ニューシア」運用手引き」（2006）.

具合の発生頻度が高い（すなわち，効果的に事（８）	ニューシア（原子力施設情報公開ライブラリー），

前に不具合が発見できている）ことから，発電所運転中の定期的な機能試験の実施は，今後も重要である．
（2）	日米ともに，調速装置（ガバナ）の不具合の発生頻度が高いことから，保守計画の改善，より信頼性の高い調速装置（ガバナ）への変更など
により，不具合の発生頻度を下げる努力が必要である．
（3）	日米ともに，発電所毎の不具合の発生頻度には，
0 件 / 炉・暦年の発電所から最大 1.4 件 / 炉・暦年（日本および米国）の発電所まで，大きな開きがあることから，不具合の発生頻度が平均値より高い発電所については，保守計画の改善などにより，不具合の発生頻度を下げる努力が必要である．
（4）	米 国では，炉型による不具合発生頻度の差違がほとんど無いが，日本では，BWR の不具合
発生頻度が PWR に比べて明らかに高いことから，今後も不具合発生傾向の監視を継続する必
要がある．

文献
（１）	経済産業省資源エネルギー庁総合資源エネル
ギー調査会原子力安全・保安部会，「検査の在り方に関する検討会中間とりまとめ」（2002）．
（２）	嶋 田

善 夫，「信頼性ブロック図による発電機の不具合事象分析」，INSS JOURNAL，

http://www.nucia.jp/.
	奥 田
（９）

恭令，柳

千裕，
「原子力発電所技術

情報に関するデータベースの構築について」，
INSS JOURNAL，Vol. 6，P195（1999）．
（10）	N RC,”Licensee Event Report System”，
10CFR 50. 73（2000）．
（11）	NEC,”Event Report Guidelines 10CFR 50.
72 and 50. 73”，NUREG-1022, Rev. 2（2000）．