資料４９－４

スクリーニング結果（案）2024-02-13
検査監督総括課
スクリーニング基準

スクリーニング基準

①

②

③

④

⑤

⑥

継続
調査

RIS
U.S. NRC Regulatory Issue
Summaries

0

0

0

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0

GL
U.S. NRC Generic Letters

0

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0

当該事業者におけるソフト面の誤りに起因する設備・運BL
U.S. NRC Bulletins

0

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0

0

0

0

0

0

② 転保守不良等であり、教訓を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。

IN
U.S. NRC Information Notices

0

0

0

1

1

0

0

2

0

4

4

1

3

0

1

13

0

0

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0

0

0

0

0

種類

IRS
IAEA International Reporting
SystemIRSRR
IAEA Incident Reporting System
for Research Reactors
FINAS
IAEA Fuel Incident Notification
and Analysis System
国内
法令報告、規制検査報告、
ニューシア
INES
IAEA Nuclear Events Webbased System

計① 原子力施設・原子力安全に関する情報ではない場合。

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

④
0

0

1

0

1

0

0

2

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1

0

0

16

0

1

18
⑤

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0

1

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1

その他
NRC検査報告書ほか

0

1

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0

0

0

1

2

計

0

⑥
6

5

2

22

0

1

3

38

設備に原因がある事象であり、我が国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いる場合。ただし、検討状況はフォローする。

スクリーニングシートの見方
情報入手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。

INES：国際原子力・放射線事象評価
尺度（元情報に記載がある場合のみ）
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
ー：INES情報なし
概要は、元情報に示された発生もしくは報告
事象のサマリー、安全評価、直接及び根本
原因、是正措置と教訓を記述方式で示したものです。

補足情報は、元情報に示された図表等及び情報源以外から得た事象の理解に役立つ情報を示したものです。

2

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

処理結果は、あくまでも調査分
析者の見解であり、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、収集した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。有意な追加・更新
情報が得られた場合は、スクリー
ニングシートを更新します。

番号

件名

IN2021-01S1 原子力発電所の動力作動弁の設計基準性能に対する NRC 検査
からの教訓

概要

指摘された教訓（問題、懸念）‐2/8

処理結果

対象：廃止措置中のものを除く、原子力発電所（NPP）の建 検査官はまた、事業者が外部ソースから得た弁摩擦係数な
入手日
INES
基準
設、運転、一体型許認可取得者。
どの使用の必ずしも正当化していないことを見つけた。外部－④2024-01-18
ソースの POV データ使用に関するガイダンスは、IN2012目的：NPP における動力作動弁（POV）の設計基準性能
本件は、米国NPPにおける安全上重要な
14「弁軸と弁体分離によるモータ作動弁（MOV）動作不能」
に対する NRC 検査から得られた教訓について注意喚起
を参照のこと。検査官は、適切な状態で汎用の弁係数より POV の設計基準条件下での性能に対するすること。事業者においては、本情報の適用性を検討し、も高いと判断された場合、弁固有の弁係数が必ずしも使用 米国規制検査で見つかった教訓（問題、懸同様な課題を特定し、取り組む等の措置が期待される。
されていないことも見つけた。グローブ弁の場合、高流量の 念）を通知する IN2021-01 の追加情報である。ただし、それらの問題は個々の POV に考察：事業者が、設計基準条件下で意図した安全機能を 動的条件下で操作するためには、必要なスラストとトルク備わる性能マージンのため、軽微であると発揮できるように POV を保守しているかどうかを判定する （側方負荷と呼ばれる）が増加する可能性がある。弁に要求指摘されている。
ため、NRC スタッフは検査手順書 IP71111.21N.02 を用 される開操作荷重は、POV が安全機能を果たすために開く性能の評価の一つである。適切な計算仮定を置くためにいて検査を行った。その結果、多くの教訓（問題、懸念）が国内においては、ASME OM コードを基に得られている。NRC 検査官は、POV 検査中に事業者と下 は、各 POV の固有の設計が用いられる。
JEAG4803-1999「軽水型原子力発電所の記の問題について詳細に議論した。事業者は、NRC 検査 検査官は、事業者が地震荷重と同時に作用するすべての 運転保守指針」が策定され、国内 NPP で官が指摘したこれらの問題に関連する懸念に対処するた 通常動作負荷を取り込んでいるとは限らないことを見つけ は、重要な安全関連弁の安全機能確認は、
めの即時行動をとった。多くの場合、該当する NPP におけ た。MOV の場合、Flowserve 社から入手可能なリミトルク 定期事業者検査において行われていること
る POV の性能マージンのため、問題は軽微であると判断 技術情報更新 93-03「3 相リミトルク製アクチュエータモータ から、上記の基準にてスクリーニングアウト
されたが、性能マージンが小さかった場合には、問題はよ の信頼性（昇温状態での起動トルク）」にあるように、高い周 とする。
り重大であったかもしれない。事業者の中には、CAP の一 囲温度が MOV モータ出力に影響を与えることがある。検環として、特定の問題に対処するため、長期的活動を開始 査官は、プラント固有の MOV における負荷率及び負荷感 ただし、検査官会議等の機会を利用して、したところもあった。NRC スタッフは、事業者がこの情報を 度の挙動に対する仮定を検証するために、事業者が必ずし 米国規制検査で見つかったこれらの教訓
自施設に適用可能かどうか検討し、同様の問題を特定し、 も十分な情報や試験データを作成していないことを見つけ （問題、懸念）とともに、NRC の検査状況をた。弁軸の潤滑油の劣化は、ボールねじ設計を含むすべて 検査 G と共有する。
対処するための行動を適宜検討することを提案する。
のタイプの MOV 軸ナットの性能に影響し得る。アクチュ
指摘された教訓（問題、懸念）‐1/8
エータのストールトルク（モータ回転停止状態でのトルク）限界は、性能計算よりもアクチュエータの構造的限界を意図し供用中試験（IST）プログラム：10CFR50.55a「規格・基準」 たものである。
は、事業者に対し、米国機械学会（ASME）OM コードに従い、ポンプ、弁及び動的緩衝器の運転性能を検証するため MOV 定期検証のためのジョイントオーナーズグループの IST プログラムを開発することを要求している。ASME （JOG）プログラム：GL96-05「安全関連 MOV の設計基準
OM コードが適用される POV（例：漏えい制限安全機能が 性能の定期検証」に応じて、ほとんどの事業者は MOV 定
あるもの、遠隔操作安全機能があるもの、手動操作安全 期検証に関する JOG プログラムの実施を約束した。2006
機能があるもの）に対して、NRC 検査官は、弁が IST プロ 年、JMPR-2524-A「JOG の MOV 定期検証プログラムのグラムに含まれ、適切に分類されていることを事業者が必 概要」が発行され、参加事業者が 5 年にわたり NPP で実施した MOV 試験のことが含まれた。その目的は、弁の種ずしも確認していないことを見つけた。
類と用途ごとに、弁の摩擦係数が劣化し得るかどうかを評POV の動作要件と性能：NRC 検査官は、POV が安全機 価すること。しかしながら、MOV 試験データには限りがあ
能を果たすための動作要件とアクチュエータの性能を事業 り、評価方法も事業者ごとに異なるため、得られた弁摩擦係者が必ずしも適切に特定していないことを見つけた。例え 数は、設計基準条件下で様々な MOV を作動させるためにば、弁の動作要件やアクチュエータの性能を計算する際に 必要なスラストとトルクを計算するためのデータベースにはは、当てはまるパラメータ（弁摩擦係数や損失係数、最大 なり得ず、これらの MOV 試験結果は、当該プログラムの範
差圧条件、モータートルク温度低減係数、弁軸摩擦係数、 囲内にしか適用できない。（次ページ左列につづく）
バタフライ弁の軸受け摩擦係数など）をすべて扱うことが必要。パラメータの不適切な値（弁軸ピッチやリードの誤り、試験結果より低い弁や弁軸の摩擦係数、不確定値の仮定の誤りなど）は、POV 機能の不適当な特定となり得る。

3

指摘された教訓（問題、懸念）‐3/8
NRC 検査官は、大規模な保守（分解など）の後に、事業者は
MOV の認定基準を必ずしも再確認しないで、当該プログラムの一環として、弁が性能劣化の影響を受けやすいかどうかを判断していたことを見つけた。JOG の定期検証試験間隔は、JOGP 内の各 MOV のマージンとリスク順位に基づくため、JOGP を実施する際には、最新の POV リスク順位が重要となる。
ASME OM コード付録 III「水冷却炉 NPP における MOV アセン
ブリの使用前試験（PST）及び IST」：10CFR50.55a(b)(3)(ii)「OM 条件：MOV 試験」で要求されるように、ASME OM コードを実施する事業者はその必須付録 III「「軽水炉プラントにおける動的 MOV アセンブリの PST と IST」」の MOV 要件を満たさなけ
ればならない。JOGP の範囲内の MOV に対しては、静的と動的試験の組み合わせに関する付録 III の要件を満たすために、その JOGP の一環として実施された動的試験に依拠できる場合がある。当該必須付録 III は、新しい MOV がその安全機能を果たす能力を実証されることを当てにする。
事業者の約束：10CFR50.55a(b)(3)(ii)「OM 条件：MOV 試験」
は、事業者に MOV が設計基準の安全機能を継続的に果たせることを保証するプログラムを確立することを要求している。MOV
診断試験の頻度は、設計基準性能マージンが低いと判断された場合など、JOGP の規定に基づく。事業者は、約束に従い、JOGP の試験間隔を変更するか、そのプロセスに従って NRC に通知することが期待される。例：JOGP は、規定した JOG 試験間隔に猶予期間を含めない。さらに、JOGP のスケジュールは、燃料交換停止期間ではなく年単位で規定されている。また、MOVのリスク順位の変更または性能データに基づく MOV 性能マージンの調整により、診断試験間隔は変わり得る。
JOG MOV プログラムの適用範囲外の MOV：トピカルレポート
MPR-2524-A によると、一部の MOV は JOGP の適用範囲外であり、クラス D と定義されている。したがって、GL96-05 を満たすために事業者は、クラス D 弁の設計基準性能を定期的に実証する方法を確立しないといけない。NRC 検査官は、クラス D の分類をクラス A またはクラス B に変更不可と考えている。JOG は、
クラス A 弁は劣化の影響を受けにくい、クラス B 弁は外挿により劣化の影響を受けにくいと定義している。

指摘された教訓（問題、懸念）‐4/8

指摘された教訓（問題、懸念）‐5/8

EPRI の MOV 性能予測手法（PPM）：NRC 検査官は、EPRI
POV 試験：POV 診断試験について、NRC 検査官は、事業者がMOV PPM を使用して MOV を評価する事業者が、弁の動作要 常に、①POV 試験が適切に実施されていること、②POV 試験の件を決定する際に、適用されるすべての条項に必ずしも取り組ん 許容基準（アクチュエータのスラスト限界など）に適切な仮定を適でいないことを見つけた。トピカルレポート MPR-2524-A 及び用していること、③POV が安全機能を発揮できることを実証する
EPRI レポート TR-103237（どちらも、NRC の安全評価で許容） ために試験データの適切な評価が完了していること、④評価記録
は、これらのプログラムの実施条件を規定している。EPRI MOV がプラントの手順に従って維持されていることを確認していないこ
PPM が有効であるためには、各弁が良好な状態に維持されてい とを見つけた。コンピューターソフトウェアは、正確なスラストとトると仮定している。従って、クラス A または B に分類される MOV ルクの値（適切なステムの材料特性など）を決定するための診断
は、EPRI MOV PPM を満たすために良好な内部状態を維持す 試験の際に入力されるパラメータの適切な値に依存する。
る必要がある。さらに、この方法は、弁の潜在的な損傷を示す
POV 試験の許容基準は、POV 設計計算から試験手順として適
EPRI タイプ 1 警告を含む。EPRI MOV PPM が入手可能な最善 切に変換されることを期待している。診断装置は、適切に設置さの情報として使用される場合、その仮定を覆す可能性のある情れ、適切に作動することを期待している。弁の動作要件は、弁の報を特定するために、これらの弁に対する産業界のデータを監視 全ストロークに適用される。完全な POV 試験データにより、パラ
すべきである。
メータ（摩擦係数もしくは弁ファクタ、弁軸ファクタ、負荷率など）がバタフライ弁に EPRI MOV PPM を適用する場合、弁の弱連結 適切に計算され、許容範囲内にあることが確認される。
性及びアクチュエータ定格の許容性を評価する際に、最大伝達ト JOG の MOV プログラムでは、前提条件と一致するように弁がルクの計算値が適用される。グローブ弁に EPRI MOV PPM を 作動することを確認するために、試験で得られた弁の摩擦値を適用する場合、必要な動作スラストを計算するために弁座外径を JOG のしきい値と比較することを規定している。POV 運転要件
使用する等の実施すべき条項をグローブ弁モデルの中で規定し を確立するために単一試験に依存すると、弁性能にばらつきがている。
生じる可能性がある。
静的条件下（差圧や流量のない状態）で得られた MOV 診断試
POV の漏えい制限：POV の中には、閉鎖時に弁体を通過する験データを評価するための個々の EPRI ガイダンスは、動的条漏れに関連する制限がある。MOV は、トルクスイッチによって全件下（差圧や流量のある状態）での MOV 性能予測するための閉に制御し、漏えい制限を満たすことができるが、トルクスイッチ
試験の実力を超えて適用できない。EPRI 方法論に関する追加ガ
ではなくリミットスイッチで閉制御する場合は課題がある。例え
イダンスは、NUREG-1482「NPP における IST ガイドライン」に
ば、NRC 検査官は、静的条件下での MOV のリミットスイッチ制
記載されている。
御設定が、動的条件下でも有効なことを証明する試験や分析を
リミトルク・アクチュエータの構造限界：NRC 検査官は、リミトル
行っていない場合があることを見つけた。リーク率要件は、トルクク・モータ・アクチュエータの構造限界を評価する事業者が、当初 スイッチバイパス設定の長い MOV にも適用される。ASME OMの限界を超えてスラスト定格を増加させることを必ずしも正当化し コードは、動力作動式逃し弁の漏えい試験に対して文書化されたていないことを見つけた。リミトルク技術情報更新 92-01「スラスト プログラムを要求している。POV 能力に関して、GL79-46「通常定格増加 SMB-000、SMB-00、SMB-0 と SMB-1 アクチュエー
運転時の格納容器のパージとベント弁の操作性に関するガイドラ
タ」は、Kalsi Engineering 図書#1707C を評価し、特定の条件付 イン」は、格納容器のパージ弁が地震荷重を含む設計基準条件
きで、リミトルクアクチュエータモデル SMB-000、SMB-00、SMB- 下で閉し密閉できることを実証することを勧告している。
0、SMB-1 の最大許容スラストを元の定格の 140％まで増加させるために、その図書を使用することを認めた。リミトルクは、Kalsi研究に参加した事業者または Kalsi 図書#1707C の所有権保持者は、Kalsi レポートに記載されている条件下で 162％の最大ス
ラストを適用可能。個々の POV サブパーツは、POV アクチュ
エータが発生させる最大スラストとトルクに耐えることが期待される（弱連結性評価と呼ばれる）。ASME B&PV コードの構造限界
は、弁とアクチュエータの動作に関わる POV 内部部品には適用されない。適切なボルトの材質と長さは、POV の弱連結性計算の部分である。

4

指摘された教訓（問題、懸念）‐6/8

指摘された教訓（問題、懸念）‐7/8

指摘された教訓（問題、懸念）‐8/8

POV の認定：NRC 検査官は、POV が機能、環境、耐震性を含 弁パッキンとバックシート（逆座）：弁パッキンの交換や調整は、弁 弁体が水平面に動くよう設置された MOV は、時間経過とともにむ設計基準安全機能を果たせることを、事業者が必ずしも認定し 性能に悪影響を及ぼす可能性がある。弁軸が曲がっていたり、
弁体とガイド間の摩耗が増加し、ゲート弁の異常となり得る。まていないことを見つけた。環境認定においては、予防保全活動
損傷していたりすると、弁操作に伴いパッキン荷重がより厳しくな た、弁の圧力ロック（弁ボンネットの圧力が高くなることで、アクに、認定寿命内にすべての弁サブコンポーネントを交換すること り得る。パッキン漏れを抑えるために、弁軸を逆座させる事業者 チュエータで弁操作できなくなる現象）に対処するため、弁体に穴が含まれている。冷却材喪失事故等の悪条件後、長期間機能を がいる。NRC 検査官は、事業者が弁のボンネットと弁軸に対す を開ける等の改造は、長期的な影響（恒久的な一方向動作など）
維持しなければならない POV（スクイブ弁を含む）の性能に、環 る逆座の影響について必ずしも詳細な評価・検査を行っていない をもたらし得る。10CFR50.59「変更、試験及び実験」は、MOV の境条件は影響を与え得る。NRC 検査で、NPP に設置されたことを見つけた。NUREG-1482 は、弁軸の逆座プロセスを管理 圧力ロック改造にも適用される。モータのマグネシウムロータの
POV の認定寿命を延長することを適切に検証していない事業者 するための追加ガイダンスである。
劣化は、MOV の性能に悪影響を与え得る。モータやアクチュがいることが確認された。リミトルクは、安全関連の MOV アク
エータの外部／内部部品の欠落や損傷は、POV の操作即応性
POV コンピュータソフトウェアの使用：NRC 検査官は、事業者がチュエータについて、40 年または 2,000 サイクルのいずれか早に影響を与え得る。
事前に POV コンピュータソフトウェアの検証と妥当性確認を必ずい方を耐用年数として認定した。事業者は、正当化できるのであしも実施していないことを見つけた。これらには、仮定とデータポ 是正措置：NRC 検査官は、①POV の試験結果が合格基準かられば、リミトルク製アクチュエータの認定寿命を延長することがでイントに対する V&V が必要である。MOV ストローク時間測定に 外れた場合、②異常な診断トレースや弁の摩擦劣化など POVきる。アクチュエータ認定寿命の延長を正当化するには、MOV
コンピュータデータを使用した場合、不適切となり得る。ASMEの性能異常が観察された場合、③手動切替え（デクラッチ）レ
設置場所の放射線レベルや周囲温度を含め、環境認定要件を超OM コードでは、弁のストローク時間は、開始信号から始まり、ス バーの不具合など POV の機械的な問題が確認された場合、事えないこと、MOV またはその個々の部品の適切な交換頻度が確
トロークの完了で終わると規定されるが、一部のコンピュータデー 業者がプラント手順に従った適切な是正措置を必ずしも実施して立されていることが含めるべき。EPRI は、リミトルクアクチュエー
タ出力には、ストローク信号の初期部分を含んでいない。POV 計 いないことを見つけた。ASME OM コードには、POV 漏えい試験
タの認定寿命を当初のものを超えて延長するためのガイダンスを算に使用される新しいコンピュータソフトウェアに対応するために関する是正措置要件が含まれている。POV の試験時または作成した。放射線ホットスポットや周囲温度条件は、弁アクチュに、POV プログラムを更新する必要がある。
運転時の過負荷事象は、事業者の是正措置プログラム及び製造
エータの環境認定における供用年数に影響を与え得る。
者の勧告に従って対処されることが期待される。
MOV 熱過負荷装置：熱過負荷装置の性能を定期的に評価しな
MOV 弁軸－弁体接続：IN2017-03「Anchor/Darling 製二重ゲー
いと、MOV 安全機能に影響を与え得る。規制ガイド RG1.106 改 POV の記録：NRC 検査官は、事業者が、10CFR50 付則 B
ト弁のウェッジピンと弁軸－弁体分離」は、MOV の運転経験で、
2「モータ作動弁のモータに対する熱過負荷保護」は、MOV プロ 「NPP 及び燃料再処理施設の品質保証基準」の QA 要件に従っ
BWROG は、当該弁の弁軸－弁体接続部の潜在的な故障に対グラムから得られた教訓を反映した熱過負荷の使用に関するガ て、POV の性能認定確認、試験、運転、保守、是正措置に関連するガイダンス（モータ失速条件下でのウェッジピンの弱連結性イダンスを提供している。
する記録を保持していないことを見つけた。QAP の一環として、評価など）を作成。当該ゲート弁の弁軸－弁体分離に対する感受POV の性能は監視され、悪い兆候を特定するため、適切な報告性の評価に対する具体的な規定が含まれる。
MOV のスロットル操作：MOV のモータには、運転時間制限があ
書が作成されるべきである。
る。リミトルクは MOV モータを頻繁に運転する場合のクールダウ
弁位置検証：ASME OM コードのサブセクション「水冷却炉 NPP
ン時間を規定している。NRC 検査官は、事業者が、安全機能を IST プログラムと技術仕様書：事業者は IST プログラムに関しにおける弁の IST」の ISTC-3700「位置検証試験」は、リモート位
備えた MOV の流量を絞る機能に対するモータ発熱の影響を必 て、10CFR50.36「技術仕様書」及び 10CFR50.55a の両方に適置表示を備えた弁に対して、少なくとも 2 年に 1 回、現場で位置合しなくてはならない。10CFR50.59(c)(1)の基準に従い、事業者
ずしも評価していないことを見つけた。
観察することを要求している。10CFR50.55a(b)(3)(xi)は、ISTCは、IST プログラムの一部として POV パラメータ（主蒸気隔離弁
3700 を実施する際に、リモート位置表示付き弁の弁閉止体（オブ アクチュエータハンドル操作：重要な機能を果たすために MOV
アキュムレータ圧力など）を変更する場合、その技術仕様書を修チュレータ、弁軸と弁体で構成）の位置を検証するために、流量を手動でハンドル操作しているところがある。このような MOV に正するために許認可変更申請書を作成しなければならない。
計または他の表示で補足することに対する補足位置表示（SPI） ついて、NRC 検査官は、事業者が MOV のハンドルの適切なサ要件を規定している。ASME OM コードの導入に追加時間を要
イズと良好な作動状態を必ずしも評価していないことを見つけ
IST プログラムと 10CFR50 付則 J「水冷却発電炉の一次格納する事業者は、10CFR50.55a(z)「規格基準要件の代替」に従た。ハンドルで弁を不適切に手動操作すると、トルクが過大にな 容器漏洩試験」：ASME OM コードは、事業者が付則 J に沿ったい、代替策を提案可能。この案件に関する追加情報は、月次弁の漏えい試験間隔に従うことを認めている。さらに、10CFR
り、アクチュエータや弁が損傷し得る。
ROP 会議サマリ（ML21041A409、ML21047A290）を参照。
50.55a(b)(3)(ii)は、MOV 設計基準能力を定期的に検証すること
10CFR50.55a(b)(3)(xi)は、弁位置検証を要求しているが、漏え 予防保全と改造：NRC 検査官は、事業者が、MOV 弁軸の潤滑 を要求している。POV 漏えい要件は、付則 J の要件に加えて、い試験、流量測定、または診断的トレース分析などの SPI 要件 グリースの劣化に対処するために、必ずしも適切な潤滑間隔とし IST プログラムの一部として、FSAR で記述される場合もある。
ていないことを見つけた。また、正常でない位置に設置されたを満たすための措置を指定することも含まれる。
MOV は、MOV の保全に問題を起こし得る。例えば、グリースがリミットスイッチコンパートメントに漏れると、アクチュエータ（配線）の電気的に支障をきたす可能性がある。（右列につづく）

5

番号
IN2023-04

件名

概要

補足情報

廃止措置中の原 対象：廃止措置中のものを含む、原子力発電所（NPP）の 4）ピルグリムにおいて、2022 年 5 月、放射性廃棄物施設
子力発電所にお 建設、運転、一体型許認可取得者。
の 1 部屋で、ハロゲンランプ使用管理に関する熱間作業許
ける火災事象に可の誤運用を NRC 検査官が特定した。その結果、ランプ
目的：廃止措置中の NPP における、放射線管理区域や放点火時に可燃物が発火し、火災となった。
関する運転経験射能汚染表示区域での火災事象、可燃材管理または火災
IR293/20122004：SLⅣ（通知なし）。
監視の不履行及びその他の火災防護活動不履行事例を通知すること。これらの事象は、廃止措置 NPP の NRC
5）インディアンポイント 1,2,3 号機において、2022 年 10
検査報告書（2018-2023 年）に含まれるものであり、根本 月、事業者による防火設備サーベランス手順の不実施を原因はプラント特有のものではなく、これらの運転経験は、 NRC 検査官が特定した。具体的には、高圧消火水システ
運転 NPP にも適用され得る。これらの事象は潜在的に、 ムの配管の流量試験を必要な頻度で実施していなかった。
管理区域内外及び公衆立入区域への放射性核種の放IR003&247&286_2022004：SLⅣ（通知なし）。
出、従事者被ばく、産業安全への影響をもたらし得る。
6）フォートカルホーンにおいて、2023 年、火災検出器のな
放射線管理／放射能汚染区域火災事象：6（クリスタルリ い廃止措置区域の一部で、事業者が火災監視やその記録
バー3 号機×2、ピルグリム×1、フォートカルホーン×3） を実施していないことを NRC 検査官が発見した。
IR285_2023003：SLⅣ（通知なし）。
火災防護活動不履行：4（インディアンポイント 1,2,3 号機
×1、サンオノフレ×2、フォートカルホーン×1）
考察：これらの運転経験が示す重要項目• 熱間作業と可燃物との必要最小距離を保つための適切な手順書と現場慣行。
1）クリスタルリバー3 号機では、事業者が熱間作業中に火• 切断、溶接、研削等の作業のための熱、スパーク又は火災手順書に適切に従っていなかった。例えば、火気使用工
炎使用中の火災防護管理手段の適切な実施。
事終了後に要求される時間に火災監視員がいない区域が• 熱間作業に対する火災監視手順及び火災防護設備の適あった。IR302/2021004：SLⅣ（通知なし）、
切なサーベランス手順の適切な実施。
IR302/2021004：SLⅣ（通知なし）。
• 通電設備の近傍における可燃材の一時保管に対する適
2）フォートカルホーンにおいて、2020 年 9 月、格納容器内 切な保管基準の熱間作業中、トーチ溶断によるスラグが高放射性区域のRG1.191 改訂 1「廃止措置中の NPP に対する火災防護プ
複数階に落下し、可燃物に着火し火災が発生。
ログラム」と NUREG/BR-0522 改訂１「運転 NPP 及び廃IR285/2021001：違反なし。
止措置中原子炉の火災防護」は、廃止措置中施設に対す
2022 年 1 月には、河川水トラベルスクリーンのトーチ溶断 る 10CFR50.48「火災防護」の要件の概要を示している。
作業中に火災発生。作業員は、スクリーンがステンレス製
RG1.191 と NUREG/CR-7135「NPP 火災防護に対する代と思っていたが、実際はポリエチレン材だったので発火し償・代替規制措置（CARMEN-FIRE）」で参照しているた。直ちに火災監視員が対応し、サイト外の消防部署に支NFPA 標準 51B「溶接、切断及びその他の熱間作業中の援要請した。IR/285/2022001：違反なし。
火災防護標準」は、廃止措置中施設に対する火災防護プロ3）サンオノフレにおいて、2022 年 2 月、分類 A の可燃材 グラムによって、有益な参考図書である。
（カバーのない木板を含む）が、手順上の除外区域や熱間作業場所に直接置かれていることを NRC 検査官が見つけた。IR361$362/2022001：SLⅣ（通知なし）。
事象概要2018 年 7 月には、作業完了後に、動作中の設備を補助する部屋から可燃材を除去していないことを検査官が見つけた。破片、廃棄物袋や配線ケーブル残余物がケーブルト
レイ内に放置されており、そのケーブルトレイは活線のある
ケーブルトレイの真下に設置され、可燃物との要求垂直方
向隔離もない。IR361$362/2018002：SLⅣ（通知なし）。

6

処理結果
入手日

INES

基準

－
⑤
2023-09-28
本件は、米国の複数の廃止措置中原子力
発電所における火災事象及び火災防護活
動不履行事例に関わる運転経験を紹介する情報通知である。いずれも安全重要度は非常に低いと評価されていることから、上記の基準でスクリーニングアウトとする。ただし、NRC 検査官が発見、特定、評価したことが紹介されているので、検査官会議等の場を利用して、検査官と情報共有する。

番号
IR2023091
/395

件名

概要

補足情報

処理結果

NRC 検査報告 目的：NRC 検査報告書（IR395/2023090、2023-10-04）で事業者追加情報に対する NRC 回答
入手日
INES
基準
書、白指摘事項 言及した予備的黄色指摘事項に対して最終重要度判定す－②
2024-01-11
熱水力解析：NRC による予備的なリスク評価では、パの最終重要度判 ること。
フォーマンス劣化により
A
系
EDGの燃料油配管が損傷す
本件は、NRCが予備的黄色指摘事項と評定及び違反通知経緯：この指摘事項は、A 系非常用ディーゼル発電機る前の約 6 時間、A 系の電動機駆動非常用給水価した「A 系 EDG の運転不能に至った品（EDG）の運転不能に至った品質に悪影響を与える状態（MDEFW）ポンプが動作することを考慮しなかった。事業者 質に悪影響を与える状態の特定と是正に失（CAQ）の特定と是正に失敗したとして、10CFR50 付則 B の評価では、その 6 時間、A 系 EDG は MDEFW ポンプに 敗」に対する最終重要度判定「白」を伝える
基準 XVI「是正措置」の明白な違反に関係づけられるもの 給電でき、全交流電源喪失（SBO）となる前に崩壊熱除去 NRC 検査報告書である。検査対象の事象である。事業者が 2023-10-31 に NRC に提出したサポー 可能だったとしている。予備的評価時点では熱水力解析が では、事業者の是正措置プログラム及びそト図書には、指摘事項に関する更新リスク評価結果が含ま 完了していなかったため、この 6 時間が SBO を部分的に の実施に課題があることから、上記の基準
れ、2023-11-13 に開かれた規制会合で、事業者による指 相殺することを考慮しなかった。熱水力解析は、この 6 時間 でスクリーニングアウトとしている。
A 系 EDG の運 摘事項の根本原因評価を含む重要度評価及び是正措置とその結果生じる FLEX 緩和装置が利用可能な時間枠に転不能に至った が説明された。これらの情報を踏まえ、NRC は、本指摘事よる崩壊熱除去の根拠を示すのに有用である。NRC は、 なお、予備的黄指摘が最終重要度判定で品質に悪影響を 項は安全重要度が低から中程度の「白」及び上記基準
熱水力学解析により SBO 状態の開始遅延（及び SBO 緩 白に変わった経緯は、国内規制検査の参与える状態の特 XVI の違反と判断するのが適当と結論付けた。また、当該和のための潜在的な追加時間）を考慮することに同意し、こ 考となることから、検査官会議等の場を利定と是正に失敗 発電所のパフォーマンスは、2023 年第 4 四半期からのの考慮は現実的であり、実際の状況とも一致していると判 用して、検査官と情報共有する。
ROP アクションマトリクスの「規制対応カラム」に当たると 断した。
判断し、検査手順（IP）95001「戦略的パフォーマンス領域
における 1 つまたは 2 つの白事項に対する追加検査」に SBO 前の崩壊熱除去期間：予備的リスク評価では、上記の 6 時間を考慮しなかったため、タービン駆動非常用給水
従って、NRC は追加検査を実施する予定である。
（TDEFW）ポンプ故障と同時の SBO 状態における炉心損
監視領域：緩和系、重要度：白、横断的要素：なし
傷シーケンスに、FLEX 緩和装置（の効果）を期待しなかっ 参考情報：NRC による予備的リスク評価の事業者：米国た。事業者の評価では、その 6 時間のおかげで炉心損傷ま まとめ（IR395/2023090、2023-10-04）
Dominion
違反通知
での時間が延び、FLEX 緩和装置を使用可能な時間も延び
Energy①10CFR50 付則 B 基準 XVI「是正措置」には、CAQ が るため、この仮定は過度に保守的とされた。通常は、FLEX A 系 EDG は、サーベランス試験中に燃料
ユニット：VC サ
速やかに特定され、是正される確実な手段を確立しなけれ 緩和装置の使用を正当化しないが、A 系 EDG 故障の遅延 油ヘッダー管壁の貫通漏えいにより、運転
マー（PWR、性により、FLEX 緩和装置の使用を可能とする時間が増え 不能となった。亀裂サイズの漏えい量は、ばならないと記載されている。
1006 MWe）
24 時間試験開始から約 6 時間後に試験をることを NRC は認める。
②当該発電所の品質保証プログラム（QAP）説明書の§停止するまで増加した。状態分析から、A
16「是正措置」には、「CAQ を容易に判断できない複雑な 最終重要度評価：NRC は、事業者が、それがリスク評価上 系 EDG が使命時間を完了できないと判断で支配的であることから、火災 PRA シーケンスに焦点を当 された。暴露時間 162 日を用いたリスク評問題が発生した場合、事業者図書により、問題を図書化し、適時評価するための要件を定める」と記載されている。 てているのは、NRC SPAR モデルを使用したリスク評価と 価により、炉心損傷確率増加分（ΔCDF）
矛盾しないと指摘。NRC は、事業者の技術評価で使用され は、2.92E-5/y であり予備的黄指摘と判定③事業者手順書 SAP-0999「是正処置プログラム」のスた仮定と限界、FLEX 機器の信頼性を含む PRA モデル変テップ 6.3.1 には、「期待されるパフォーマンスを満たして 更、火災 PRA に加えられた更新、緩和手順、熱水力解析 された。
いないと認識された場合、その事象は CR として図書化さ に基づくシーケンスタイムライン、事象緩和に要する運転員れるべき」と記載されている。
操作に関する人的信頼性解析をレビューした。その結果、上記に反して、2003 年にさかのぼる EDG 燃料油系統の NRC は、事業者の技術分析とリスク評価は、本事象のみ
ひび割れ部品の発見後、事業者はひび割れ配管・継手を に適用可能であると判断した。また、事業者のリスク評価
修理したが、A／B 系 EDG の両方の燃料油系統配管に は、FLEX 緩和を含めたシーケンスに対する NRC SPAR
影響を及ぼす故障メカニズムを特定し是正せず、最終的に モデルによる予備的リスク評価結果とも矛盾しない。以上の2022-11-02 の試験中に A 系 EDG 燃料油配管の故障に ことから、事業者によるリスク評価は、指摘事項の重要度判
定白（安全上重要度が低～中程度）と整合すると判断した。 火災シーケンスが支配的で、次いで、内部つながった。具体的には、不良を図書化した 2020 年の事象と強風が大きい。内部事象でも 1E-7
CR は非 CAQ に分類され、共通する CAQ の有無を特定を超える。
するために評価し、2003 年と 2014 年の不良がより重大な問題の兆候だったかどうかを判断する機会を逃した。

7

番号
INES202401

件名

概要

補足情報

異常事態（NUP- 2024-01-04 9:00、メキシコのラグナベルデ 1 号機（BWR,4.1）の宣言682 MWe、定格運転中）において、回転機器が作動し、蒸気トンネル冷却ユニット「1-RRA-FC-009A」が起動した結果、モータコントロールセンター（MCC）「1-R31-MCC1BA-A」の受電設備「5D」の電気保護の故障に伴い、MCC「1-R31-MCC-1BA-AA」は電源を喪失した。

暫定処理結果
入手日

INES

基準

⑤
2024-01-150
本件は、定格運転中の海外の BWR 原子力発電所において、モーターコントロールセンタ（MCC）の一つで火災が発生し、15 分以内に消火されなかったので異常事態が宣言された事例の速報である。非安全系の4160/480V の交流電源が喪失した。火災発生原因は、MCC の受電設備の電気保護の故障で、故障電流を切断できなかったためと考えられる。故障電流の原因は不記載。INES-0 と評価されていることから、上記の基準でスクリーニングアウトとする。

9:05、補助建屋原子炉作業員が、MCC「1-R31-MCC1BA-A」における発煙により受電設備「5D」の手動開路が阻止されていることを報告。
9:10、補助建屋タービン作業員が、MCC「1-R31-MCC1BA-A」に給電するスイッチ「7A」を手動で開けないことを報告。
9:17、補助建屋原子炉作業員が、MCC「1-R31-MCC1BA-A」における火災（原子炉建屋 18.7 m 位置）を報告。
スイッチ「14BAM と 14BA」を手動で開放し、母線「14BA」
を停電させた結果、手順 1-OA-0556「非安全系4160/480VAC 電源の喪失」に入った。手順 PAS-32「火災防護プログラム」にしたがって、消防隊が出動。

ただし、根本原因等の情報が得られた場合は再スクリーニングする。

9:32、防護区域における火災が 15 分以内に消火されない（NUP-4.1）ことから、異常事態が宣言された。
9:45、消防隊長が、事象は管理下にあり、当該区域の復旧作業開始を報告。
13:30、異常事態の確定（終結）を宣言。

8

番号

件名

FINAS298R2

INES201907

マグノックス燃料
被覆管廃棄物貯蔵サイトの旧建屋から放射能水
漏れ

概要

補足情報

処理結果

セラフィールド社技術公募パンフレット「挑戦：漏えい防止又
入手日
基準
INES
は最小化」から抜粋
2022-06-14
2③https://www.gamechangers.technology/static/u/GC%20
本件は、INES2019-07 の情報更新であChallenge%20Statement%20-%20Leak%20Preventる。英国マグノックス燃料被覆管廃棄物貯
現在の漏えい率：約 1.5～2.5 m3/d
蔵サイロからの放射能液体の環境への漏漏えい源：特定不能。6 サイロ区画のどれかも不明
えいが、2019 年 11 月以降続いている。た
公募締め切り：2021-06-25
だし、公衆、サイト内従事者への安全影響は低い。原因は、サイロ構造材である鉄筋
マグノックス燃料被覆管廃棄物貯蔵サイロ（MSSS）は、
1962 年建設の旧建屋と 1972～1982 年に建てられた 3 つ コンクリートの経年劣化による亀裂と考えらの拡張建屋からなる。サイロには、マグノックス燃料から剥 れるが、漏えい箇所は特定困難で、抜本的がされたマグネシウム被覆管（スワーフと呼ぶ）が水中保管 解決策を探求中である。貯蔵している廃棄されているが、長年にわたり、内容物が腐食し、熱や水素を 物も設備構造も国内のものと異なり、漏え発生させているので、継続的な管理と監視を要する。内容 い箇所の特定が困難である状況も特殊で物の発熱反応により、内容物自身や構造物に局所的な温 あることから、上記の基準によりスクリーニ
ングアウトとする。
度上昇が発生している。
旧建屋は鉄筋コンクリート製で、１次格納容器の基礎スラブ
は 1.5 m 厚、外壁は 1.4 m 厚。２次格納容器はない。サイロは６区分され、各区分は縦 6.4×横 6.4×深 16 m で、
1.2 m 厚のコンクリート蓋で覆われ、区分間は 0.6 m 厚の壁がある。旧建屋は約 6 m が地中にある。そのため、各区画は視認することもアクセスすることも困難である。地下は、アスファルト層と 300 mm 厚のコンクリートの下が土壌となる。
経年劣化でコンクリートに亀裂が発生していると考えられるが、箇所の特定は困難。よく知られた亀裂原因は、コンク
リートの炭酸化により低い pH 環境が作られ、内部の鉄筋が腐食すること。構造の引張や圧縮でも亀裂は発生し得る。
マグノックス燃料被覆管廃棄物貯蔵サイロ
https://www.gamechangers.technology/st
atic/u/GC%20Challenge%20Statement%
20-%20Leak%20Prevent

本件に関する英国原子力規制局（ONR）のプロジェクト評価報告書（ONR-SDFWPAR-22-003, Revision 3）が 2023 年 6 月に発行された。概要を次ページに示す。

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。

サイロ区画断面図

9

当該サイロに関するケーススタディが 2023
漏えい経路のイメージ 年 12 月に公開された。概要を次々ページ
に示す。

番号

件名

概要（エグゼクティブ・サマリー）

処理結果

ONR-SDFW- マグノックス燃料 本報告は、マグノックス燃料被覆管廃棄物貯蔵庫（MSSS） 地中漏水再発に対する ONR の期待を示す共同規制書簡
入手日
INES
基準
PAR-22-003, 被覆管廃棄物貯 旧建屋からの地中漏水に対する ONR ポジションである。 （環境庁と）を発行し、規制措置調査を実施。許可条件 34③
2023-08-15
2
Revision 3
蔵槽（MSSS）の（放射性物質及び放射性廃棄物の漏出及び漏えい）の不適
MSSS は、セラフィールド・サイトにある歴史的な中間レベ
本報告は、MSSS
旧建屋からの地中漏水合があったとして、事業者に規制措置文書を発行。事業者
回復見込み
ル放射性廃棄物（ILW）貯蔵施設であり、1964 年からが、MSSS に含まれる放射性物質を現時点で合理的に可 に対する事業者の措置プログラムは、ONR
1983 年の間に 4 段階に分けて拡張され、1990 年代の廃が示した規制課題に十分対処していること
能な限り適切に管理、閉じ込めることに失敗したと判断。
棄物搬入以来、静止状態にある。MSSS は、22 基の鉄筋から、当該規制課題をクローズすることを勧コンクリートサイロ（槽）で、再処理で発生した ILW（主にマ 規制措置文書に関連して、ONR は規制課題 8145 を提起 告するポジション文書である。従前の処理
グノックス燃料被覆管マグネシウム合金の切断物）を貯蔵 し、許可条件 34 の不適合に対する 10 の要求措置（下記） 結果には影響しない。
する。廃棄物は、発火を防ぎ、槽内の温度を許容範囲内に を提示。事業者は、それらの対応プログラムを策定・発出。
維持するため、水面下に保管される。その水は、ILW の溶 ONR 担当者は、そのプログラムにより、旧建屋の漏水リス解による放射性物質で汚染されている。
クが ALARP であることを示していると判断。また、漏水の化学的性質、監視、進展及び作業者や公衆に対するリスク 格納容器
1970 年代、旧建物から地下に汚染水が漏えいしているこも適切に特徴づけられ、低いままであること示された。
とが判明。最大で 1 日 3 m3 の貯水減少率は、10 年で月MSSS の土木構造は強固で、漏水に対して堅牢である。事 地上排水③
5 m3 まで減少（蒸発や廃棄物層深さの季節変化で規格業者は、漏水を緩和・防止し、漏水の特性評価と監視をさら 地表面化）。当時の検査局は、事業者に対し、貯蔵廃棄物の回に改善する方策を特定し、実施している。
収・処理方法を開発し、MSSS のハザードに対処するよう①防護要求した。しかし、回収方法を開発・実施するのは難しく、 規制課題 8145 の 10 の要求措置：①漏水リスクを ALARP
被覆②2022 年 4 月の拡張建屋からの最初の回収開始までに 20 にするために、MSSS の地中漏水の環境／安全評価をレ
年以上を要した。回収完了は 2045 から 50 年までかかる ビューし、分析すること。②放射性物質、放射能、漏えい源と計画されている。また、事業者も規制者も、回収準備と回 を把握すること。③漏水の地中進展経路十分に把握するこ アスファルトライナー
収作業により、過去の漏えい経路が再開したり、新たな経 と。径路ごとの緩和対処計画を示すこと。その計画には、解 ①亀裂や継手部からの漏えい。格納容器と
図 MSSS の全体外観決策を開発・実施に要する時間を考慮すること。④漏水の 防護被覆の間を通って地中に出た可能性も路ができたりする可能性を認識していた。
潜在的影響を適切に評価すること。⑤旧建屋漏水の監視継 ある。②亀裂や継手部からの漏えい。③格2019 年 11 月、事業者は地中漏えいの可能性を ONR と続に取り組むこと（検知監視システムの向上含む）。⑥漏水 納容器と被覆防護の間を上昇して地表に湧環境庁に報告。旧建屋の貯水減少率は 5 m3/月から約影響を防止、最小化、緩和、是正するための策を評価し、取 き出る可能性もある。
1.3 m3/日に増加。2021 年 4 月、貯水減少率がさらに増加
り組むこと。それらの策を定期的に見直すこと。⑦回復計画
3
3し、約 2.4 m /日になり、現在は 2.3～2.5 m /日で比較的
図 旧建屋の漏えい箇所には、リスクが ALARP に保たれ、回復が達成可能であるこ一定している。この漏えいは、旧建屋の廃棄物を回収するとを考慮すること。⑧漏水に対する旧建屋の土木構造健全
格納容器
2045 から 50 年まで続くと予想されている。
性を適切に評価すること。⑨旧建屋鉄筋コンクリート格納容 2 次格納
その後、事業者は、旧建屋北壁外側に浸みを確認した。旧 器の劣化管理を適切に行うこと。⑩上記の措置に関わるタ
建屋と第一拡張槽の間の南北空間部の検査で、内壁に相 スクを実施、完了するに十分なリソース計画を有すること。
地表面
互に離れた浸みがいくつか確認された。事業者は、この浸全体として、事業者回答は規制課題 8145 のクローズに対 液面計・みによる作業者と公衆へのリスクは低いので、修復の必要
サンプして十分と判断。廃棄物が旧建屋槽から回収されるまでのサンプ内はないと判断した。ONR は事業者対応に満足し、規制措
排水系
数十年間、漏水が続く可能性を認識した上で、その漏水が③の静水置は不要と判断した。
許可条件 34 に適合するとする事業者の主張を裏付ける十①④
事業者は、旧建屋漏水を緩和し、監視強化するための別 分な証拠が提供されていると判断した。一方で、規制検査②
防水膜
官は、将来の作業プログラムに関連する許可条件
34
不適
策を進めている。それらの策の開発には、実施まで数年か①液面計・サンプ排水系の隙間からの漏えかる。22 基すべてからの廃棄物回収の間、漏水の化学的 合を確認したが、これらは低規制問題として監視される。
い可能性。②基礎スラブからの漏えい可能特性と進展に関する理解を深めていく。旧建屋漏水管理の推奨事項：①ONR の当該責任者は、事業者の MSSS 旧 性。③排水用ポートからの漏えいの可能
広範な監督とガバナンスも策定した。
建屋漏水管理に対する ONR ポジションを受諾する。②性。④2 次格納壁からの漏えい可能性
全体として、事業者は、旧建屋漏水に起因する作業者、公 ONR の当該管理委員会は、規制課題 8145 のクローズを
図 第一拡張槽の漏えい箇所
衆及び環境に対するリスクは、ALARP に則り継続低減さ 承認することを勧告する。
れると判断している。

10

1970 年代に、こうした放射性液体物が施設の地下に漏れていることが確認された。その後、数十年間は封印されていたが、2019 年に再び漏れ始めた。現在漏れている液体物は、1970 年代に失われたものよりもはるかに放射性物質が少ないが、非常に深刻に受け止めるべき問題であり、廃棄物を取り除く以外に漏れを止める方法がない。10 年以上前から、セラフィールドの他の場所で処理できるように、施設の一部から廃液を取り除いてきた。これにより、除去した廃液を淡水と交換し、廃液を希釈して放射性物質を減らすことができる。その結果、サイロの一部の放射能レベルは半減した。

ケーススタディ：マグノックス燃料被覆管廃棄物貯蔵サイロ（MSSS）とは？
https://www.gov.uk/government/case-studies/what-is-the-magnox-swarf-storage-silo
セラフィールドの MSSS は、セラフィールドサイト内にある 4 つのレガシー貯蔵池とサイロ施設の1 つである。

サイロからどうやって廃棄物を出すのか
この施設は充填することを念頭に建設されたので、廃棄物を取り出す唯一の方法は、22 の区画の上部にある、最初に廃棄物を入れたのと同じ開口部から取り出すこと。油圧式の掴み具で下に腕を伸ばし、廃棄物を持ち上げ、マシン内の廃棄物容器に入れる。このマシン（SEP マシン）と呼ばれ、最終的には 3 台が同時に稼働することになるが、それでも取り出しには 25 年ほどかかると予想されている。SEP マシンはレール上を区画から区画へと移動し、開口部で停止し、廃棄物を持ち上げる間、作業員の安全を守るために必要な遮蔽の役割も果たす。なお、サイロを空にする作業は、サイロが建設された順番で行われる。廃棄物レベルは「廃棄物サイズバイト」単位で減少する。１バイト取り出すごとに廃棄物をカバーするに要する水位が約 5 m 相当減少する。

MSSS とは何か
MSSS は、セラフィールドサイト内で最も危険度の高い建物であるため、廃棄物を取り出し、近代的で安全な格納設備に入れる作業が最優先。MSSS は、使用済み燃料棒から取り出されたマグ
ノックス燃料の被覆管（スワーフ）を水中に貯蔵し、燃料を再処理するために 60 年以上前に建設された。このサイロには、約 10,000 m3 の歴史的に古い廃棄物と 60,000 点の雑多なベータ線またはガンマ線放出廃棄物があり、これらすべてを水中の区画から取り出す必要がある。

SEP 1 号機により 2022 年 4 月に廃棄物の搬出を開始し、現在 2 号機が試運転中。3 号機は製造が完了し、施設に設置するための準備が進められている。SEP マシンは、重さ 400 トン、長さ13 メートル、幅 5.5 メートル、高さ 6.5 メートルと巨大。その後、廃棄物を搬出するために、廃棄物容器を、SEP マシンに取り付けられた遮蔽移送「パッケージ」に入れる。この 50 トンの閉じ込め容器
をマシンから持ち上げて、完成間近のボックス封入施設と呼ばれる新しい中間貯蔵施設に移送する。回収を開始するのに十分な移送パッケージが製造者から届いた。回収を開始するには最低でも 5 台が必要で、最終的には全台がそろう予定。このパッケー
ジは、汚染された回収装置をサイロ保守施設（SMF）に運ぶためにも使われる。ここは、回収作業に必要なすべての機器がメンテナンスされる場所となる。

MSSS は、第一世代マグノックス貯蔵池と燃料取扱い施設からの削りくずと、その他さまざまな中
間レベル廃棄物を受け入れてきた。サイロは 1960 年代に建設され、1970 年代から 1980 年代にかけて 3 つの拡張工事が行われた。各区画は 2 階建てバス 6 台分の大きさで、深さは約 15メートル。1972 年までに 1 区画から 6 区画までが満杯になり、1991 年には再処理から出るス
ワーフがセラフィールドのマグノックス封入施設に送られるようになったため、サイロは廃棄物の定期的な受け入れを停止した。この新しい施設では、廃棄物をセメントで固め、鋼製のドラム缶に入れて、より安全に保管できる。2000 年 6 月、廃棄物の最終バッチが MSSS に投入された。
なぜ危険度が高いのか

次のステップマグノックス燃料の被覆管は、そのほとんどがマグネシウムでできているので、火災を防ぐために廃棄物を冷やし、酸素から遠ざけるために水中に保管する。そのため、化学反応で発生する水素の濃度を施設内の換気によって管理する必要がある。また、廃棄物に含まれる放射性物質が時間とともに水中に移行するので、これ自体が大きなハザードである。

SEP 2 号機が 1 号機と並行して廃棄物回収を開始 - 2025 年
新ボックス封入施設がサイロからの廃棄物の受け入れを開始 - 2027 年
SEP 3 号機が廃棄物回収を開始 - 2030 年
2040 年までに第 1 サイロの廃棄物が半分になる
2043 年までに第 2、第 3 サイロ増築部の廃棄物が空になる
2045 年までに元のサイロの半分が空になる
サイロを空（95％除去）にするため、バルク廃棄物を除去する - 2049/50 年（予測）2023-12-12 発行

11

番号

件名

概要

補足情報

FINAS309

INES202202

入手日

INES

基準

2023-11-212⑤

本件は、英国の再処理施設における定期
内部被ばく検査によって、管理区域内で作業を行う従事者 1 名が年間法令線量限度を超える被ばくが特定された事例である。当
該従事者は現在業務制限している。被ばく
場所及び被ばく事象は未特定。英国規制局
による詳細調査が中止され、これ以上の情報が見込めないことから、上記の基準にてスクリーニングアウトとする。

法令線量限度を超える従事者被ばく

IAEA NEWS「法令線量限度を超える従事者被ばく」
2022-10-19 発行

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。

処理結果

2022-05-25、英国セラフィールド社の再処理施設における定期内部被ばく検査プログラムによって、作業員 1 人の原
因不明の被ばくが特定された。生物検定（バイオアッセイ）
や作業環境と施設状態の詳細レビューを含む広範な調査により、2020 年に分離した物質により汚染された表面から再浮遊した物質を吸入したことにより、当該作業者は実効
線量 23.00 mSv の内部被ばくしたと結論付けられた。英国の法定年間実効線量は 20.00 mSv である。追加検査により、他に影響したものがいないことと放射性物質の漏えいがないことが判明した。

12

番号

件名

概要

補足情報

IRS9146R2

処理結果
入手日

INES

基準

2023-04-26

1④継続

本件は、海外原子力発電所において、非常用ディーゼル発電機（EDG）の補給用潤滑油が、耐震要件を満たしていない外部建屋に保管されていることが現地検査官により確認された事例である。この構成では、地震時において外部建屋から潤滑油を補給できない可能性があり、当該国規制要求である EDG を 72 時間運転することを保証できない。原因は、事業者が適用基準を誤って解釈したためで、この構成は、運転開始時から変わっていない。規制者も長年気が付かなかった。国内原子力発電所の EDGの潤滑油系統の保有油量が、規制要求の運転時間に消費する量以上であり、当該系
統は耐震建屋内であることから、上記の基準にてスクリーニングアウトとするの妥当性等を確認するため継続調査とする。
なお、教訓（規制者は、検査官が、「事業者が規制要求をどのように解釈しているか」を
1．MAN L32/44 GenSet、MAN Energy Solutions カタログ 確認する際には、疑問に思う態度を持つこhttps://www.man-es.com/docs/defaultとを奨励すること）を検査官会議等の場を利
source/projectguidesde_projectguidesde_files/man-l32- 用して、検査官と共有する。
44-genset-imo-tier-iii-marine.pdf?sfvrsn=9e0eb17a_1
参考情報 EDG 潤滑油の消費率

潤滑油消費量：0.50 g/kWh（公称出力 583 kW/cyl. 100 %負荷）、許容誤差：+20%→出力 5400 kW の場合（上限）：3240 g/h→7 日間分（168 h）：680 L（保守的に密度 0.8 kg/L）
2．非常用発電装置、東芝パンフレット
https://www.global.toshiba/content/dam/toshiba/jp/outlin
e/infrastructure/businessintroduction/social/download/pdf/KSP-2421.pdf
5000 kVA（4189 kW）EDG の潤滑油消費量：12.8 L/h→7 日間分（168 h）：2150 L

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。

参考図 EDG 潤滑油系統概要図
https://www.kepco.co.jp/corporate/pr/200
2/1203-2_1j.htmlｖ

3．高浜 3/4 保安規定 第 76 条
https://www.kepco.co.jp/energy_supply/energy/nuclear_
power/info/knic/library/kyonin/pdf/kitei_t_202307.pdf
NRC 情報回付「Circular80-05：EDG 潤滑
油の補給とオンサイト供給」を調査分析す3
潤滑油タンクの油量（保有油量）：3.6 m 以上る。
EDG 出力：5400 kW

13

番号
Circular8005

件名

概要

補足情報

処理結果

EDG 潤滑油の 1980-01-17、米国キウォーニ原子力発電所（PWR、556
事業者が考慮すべき推奨措置
入手日
INES
基準
補給とオンサイト MWe、恒久停止 2013-05-17）は外部電源の一部喪失に－継続
2023-12-08
供給より、タービントリップ、原子炉トリップし、非常用ディーゼル 事業者は、上記の潜在な問題を認識すべきである。以下の点について、自社施設でレビューすることが推奨される。
本件は、1980
年に
NRC
が発行した
EDG
発電機（EDG）1 基が工学安全母線の 1 つに給電、もう一の潤滑油補給に関する運転経験をもとにし方の工学安全母線は外電で給電が維持された。
①安全関連機器に潤滑油を補給する手順や指示書がある
た情報回付である。国内原子力施設の前日に 24 時間負荷テストを終えたこの EDG は、潤滑油 こととその適切性を確認すること。次の操作手順もしくは指 EDG の潤滑油保有量及び補給能力についレベル低（1/2 インチ）警報状態だった（ただし、運転可能状 示書が、影響を受ける機器の現場で使用可能であること。 て、本情報をもとに確認する必要性につい態）。1980-01-17、潤滑油を補給する前に、EDG は予備 a）機器の運転中に潤滑油を補給できるかどうか、どのよう て調査検討を継続する。
に、どこで補給できるか、
補助変圧器故障後の非常用電源として必要となった。
b）誤った種類の油が不注意に潤滑油系統に補給されない
EDG 動作中、通常の潤滑油補給ポイントが使用できな
Circular：NRC
かった。EDG 技術マニュアル（TM）には、エンジン動作中 ことを特に確実にする、の情報回付
も潤滑油補給可能とあったが、その方法の記載がなかっ c）潤滑油を補給するユニットごとに、予想されるレベル（液（1）安全、保障措 た。そこで、潤滑油ラインと思われる配管を通じて潤滑油を 位）の上昇を確認する。
置もしくは環境に エンジンにポンプで送り込んだ。このラインは、TM にした②作業要員が、認証された手順の訓練を受け、EDG の運関わるものであ がって潤滑油のカラーコードで塗装されていた。このライン
転中にこれらの手順を使用して潤滑油を追加できることをり、（2）30 日以から、3 バレル分（1 バレル：42 ガロン、約 159 L）の潤滑 実証し、また、適切な量の潤滑油が追加されたことを確認す
内の周知を NRC 油が EDG 運転中に補給された。非常用母線を第 3 補助
る方法を理解していることを確かめること。
が希望し、（3）事 変圧器に切替え後、この EDG は停止された。EDG 停止
業者による回答 状態で、さらに 2 バレル分をこのラインを介して追加（サン ③EDG に関連する、色分け等で識別されたラインが正しいが不要なもの。
プレベルの上昇なし）。別の補給ポイントからさらに 2 バレ こと及び潤滑油補給のためのラインまたはポイントが明確に識別されていることを確かめること。
ルを追加し、レベルが正常に回復した。
翌日、EDG 工場の担当者は、最初の 5 バレル分の潤滑 ④潤滑油の適切な補給と、他の同様な重要機器の運転中
油は、間違って色付けされたドレン接続部（エアラインとし 保守の実施について、適切な手順または指示が存在し、作業要員が訓練されていることを確認すること。
て色分けされているべきもの）を介して、エンジンのエアボックスに追加されたことを発見し、4.5 バレル分を排出し ⑤全負荷運転時の各ディーゼルエンジンの潤滑油消費率
た後、EDG 試験を問題なく終えた。もし、エアボックス内に を保守的に特定すること。燃料油供給に関する技術仕様書
5 バレル分の潤滑油がある状態でエンジン始動していた（TS）に規定された必要運転期間、最も潤滑油消費量の多ら、エンジンは損傷したと考えられる。また、動作中のエン い EDG の運転に見合う適切な等級の適切な保有量の潤
ジンに潤滑油を補給する方法がないこと、補給担当者は動 滑油を準備すること。潤滑油消費率が過剰になった場合に作中エンジンに潤滑油を補給する方法に馴染みがなく、訓 備えて、ディーゼルエンジンの分解点検計画に対策を含め練も受けておらず、潤滑油が補給されたことを確認する方 ること。
法も知らなかったことを指摘した。
原子炉施設の建設許可保有者はすべて、上記の潜在的なこの事象は、さらなる問題も浮き彫りにした。前日の EDG 問題を認識し、最初の燃料装荷前に適切な手はずを開始
試験では、潤滑油消費率は約 3 ガロン/h（11.3 L/h）だっ
すべきである。
た。電源喪失時用に事業者はサイトに約 3 バレル分（165
情報源：https://www.nrc.gov/reading-rm/docガロン、626 L）の潤滑油を保有していたが、技術仕様書（TS）によると、EDG 毎に 7 日分（168 h）の燃料油が必要 collections/gen-comm/circulars/1980/cr80005.html
なので、潤滑油も 7 日分（504 ガロン、1908 L）必要であった。当該ディーゼルエンジンは、GM 社製のモデル 999-20
で、2 ストエンジンなので、潤滑油消費量は、4 ストエンジンよりも多い。ベンダーと NRC のコンサルタントによると、潤滑油消費量はエンジン状態や負荷によって変化するが、3ガロン/h の消費量は通常運転の値である。

14

番号

件名

概要

補足情報

IRS9170

処理結果
入手日

INES

基準

2023-09-13－③

本件は、海外の PWR プラントにおいて、約
9 か月間、炉内の 2 台の出力分布検出器の信号ケーブルが交互に誤接続されていた事例である。安全上の実影響はない。原因は、前回定期検査時の出力分布検出器の信号ケーブル接続に関わる作業ミス。根本
原因は、ケーブル接続に関わる作業図書の不備及び不十分な作業前確認。類似事象の運転経験（対策）反映も不十分。当該検出器は上蓋貫通部を有し、信号ケーブルは上蓋上方で接続取り外しを行うタイプであるが、国内 PWR では用いられていない設計であることから、上記の基準にてスクリーニ
ングアウトとする。

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15

番号

件名

概要

補足情報

IRS9171

処理結果
入手日

INES

基準

2023-12-270⑤本件は、海外の原子力発電所において、核計装の較正中に自動原子炉トリップした事例である。原因は、較正作業中の設定ミス。
その原因は、不十分なパラメータ監視と作業文書の不備。運転、作業員の自己監視にも課題があった。INES-0 と評価されていることから、上記の基準にてスクリーニングア
ウトとする。

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16

番号

件名

概要

補足情報

IRS9172

処理結果
入手日

INES

基準

2023-12-270③

本件は、海外の原子力発電所において、安全保護系の定例試験を実施中に自動原子炉トリップし、その過渡中に主冷却材ポンプ
1 台がトリップした事例である。原子炉トリップ原因は、安全保護系の 2 チャンネルから故障信号が出たため。故障信号は、当該安全保護系の電源で瞬時電圧低下が発生したため。ポンプトリップ原因は、蒸気発生器の給水制御弁が閉止しなかったため。その原因は点検保守が不十分だったため。安全
保護系電源の瞬時電圧低下で、2 チャンネ
ル同時に故障信号が出る設計は、当該プラント固有と考えられることから、上記の基準にてスクリーニングアウトとする。

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17

番号

件名

概要

補足情報

IRS9173

処理結果
入手日

INES

基準

2023-09-20－③

本件は、海外の運転中原子力発電所において、静的余熱除去系の異常動作により、自動原子炉トリップし、安全注入系等が動作した事例である。原子炉トリップ後は全ての系統は適切に機能した。異常動作原因は、当該静的余熱除去系の流量制御弁がフェイルオープンしたため。根本原因は、当
該流量制御弁の電磁弁の電源回路のヒューズを単一点脆弱性（SPV）と特定していながら、その予防保全が不適切だったこと。ただし、原子炉運転中に、単一ヒューズの溶断により余熱除去系が動作するのは、
当該原子炉設計特有であることから、上記の基準にてスクリーニングアウトとする。
単一点脆弱性（SPV）：当該機器が故障した
場合に、発電所停止が余儀なくされるもの（https://www.meti.go.jp/meti_lib/report/2
021FY/000246.pdf、P.85）

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18

番号

件名

概要

補足情報

IRS9176

処理結果
入手日

INES

基準

2023-12-27－④本件は、海外の標準設計の原子力発電所
において、耐震要求のある電気設備キャビ
ネットとリレーラックが地震時の揺動でぶつかり合う可能性があることが判明した事例である。地震時に潜在的に、安全関連機能が利用できなくなる可能性がある。原因は、建設当時に、地震による相互作用（衝突）を防ぐための距離等の要求指針がなかったため。指針改定後も、実施が不十分だった。
国内では、「実用発電用原子炉及びその附
属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」の別記 2 第 4 条に「耐震重要施設が、耐震重要度分類の下位のクラスに属するものの波及的影響によって、その安全機能を損なわないように設計すること。」と定められていることから、上記の基準によりスクリーニングアウトとする。

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19

番号

件名

概要

補足情報

IRS9177

INES202104

処理結果
入手日

INES

基準

2023-12-272②

本件は、原子力発電所の原子炉建屋内での点検作業により、作業員 1 人が、年間皮膚等価線量限度を超える外部汚染をした事例である。管理区域退出モニタで外部汚染を確認した後の処置でも、手順の逸脱があった。被ばく源は未特定。作業場所の放射線防護管理や除染管理に課題があることから、上記の基準によりスクリーニングア
ウトとする。

皮膚等価線量限度を超える作業
員外部汚染

IAEA NEWS「皮膚等価線量限度を超える作業員外部汚染」2021-09-07 発行
2021-08-24、仏国クリュアス 2 号機（PWR、915 MWe）の原子炉建屋内で、作業員 2 名が空気作動弁の圧縮空気のシールの検査を行っていた。管理区域を出る際、放射能監視装置が 1 人の作業員の肩・頭付近の汚染を示したので、直ちに、医療的措置がとられ、汚染が確認された首筋から放射性粒子が取り除かれた。電離放射線の被ばくを受ける
おそれのある従事者の連続 12 か月の年間規制線量限度
は、全身で 20 mSv、1 cm2 の皮膚表面で 500 mSv である。なお、作業者が通ったルートを調査したが、汚染源は特定されていない。そこで、事業者（EDF）は作業者が原子炉建屋に入ってから放射性粒子が取り除かれるまでの間、その粒子が付着していたと仮定して、被ばく線量を評価したと
ころ、首筋の被ばく量が皮膚の等価線量限度を超えていた。一方、全身線量は年間規制限度を大きく下回る。仏国
原子力安全機関（ASN）は、2021-08-31 に規制検査を実施
し、EDF が必要な全ての措置を取ったことを確認した。

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20

番号

件名

概要

補足情報

IRS9178

処理結果
入手日

INES

基準

2023-09-29－③

本件は、海外の PWR プラント（燃料交換停止中）において、主給水バイパスラインの全
３台の低流量制御弁の弁箱で、基準を超える減肉が見つかった事例である。修理せずに運転継続すれば、給水喪失事故の発生可能性がある。減肉原因は弁箱内面の流動浸食。減肉が長期間検知されなかった原
因は、弁箱肉厚が供用中検査等の検査対象になっていなかったこと。当該弁の設計
特殊性や流速等の運転条件、弁箱材料な
らびに 45 年を超える運転年数も関係することから、上記の基準によりスクリーニング
アウトとする。
ただし、安全上重要な弁の弁箱内面に浸食リスクがあることを示す本件の情報を検査官会議等の場を利用して、検査官と共有する。

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21

番号

件名

概要

補足情報

IRS9179

処理結果
入手日

INES

基準

2023-12-270③

本件は、海外の運転中 PWR 原子力発電所において、2 次系の複数のインターロックが作動し、最終的に蒸気発生器圧力高により原子炉トリップした事例である。トリップ
後、プラントの系統と機器は設計通り動作した。インターロック作動原因は、無停電電源
装置（UPS）の故障により、2 次系のパラメータ測定チャンネルの電源が喪失したため。故障原因は、UPS のプロセッサ基板の故障。バックアップ電源が設計されていないなど設計にも課題があり、UPS 更新に伴う運用にも課題があった。INES-0 と評価されていることから、上記の基準にてスクリーニ
ングアウトとする。

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22

番号

件名

概要

補足情報

IRS9180

処理結果
入手日

INES

基準

2023-12-270⑤

本件は、悪天候時に出力を落として運転していた海外 PWR 原子力発電所において、変圧器の地絡保護系動作により、負荷遮断（発電機遮断器開）した事例である。他の設備の誤動作や故障はなく、安全性への実影響はない。地絡保護系動作理由は、当該変圧器の導体の絶縁抵抗が低下したため。その原因は、悪天候による湿分侵入と導体の防水機能の不備。悪天候に備えた運用にも課題があった。INES-0 と評価されていることから、上記の基準にてスクリーニングアウ
トとする。

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。
23

番号

件名

概要

補足情報

処理結果

2022-05-20、米国のラサール 1 号機（BWR、1137
関連する TS の運転上の制限（LCO）
入手日
基準
INES
MWe、定格運転中）において、計画保守のため運転不能
LCO 3.7.4：2 系列の主制御室エリア空気浄化系（CRAF）
2023-12-27－②
状態にあった B 系列主制御室換気系（VC）／補助電気品が動作可能であること。
本件は、運転中の米国原子力発電所にお室換気系（VE）の保守点検後試験中に特定した修理を行う
ため、A 系列 VC/VE への入替え後、A 系列 VE の戻り
LCO 3.7.5：2 系列の主制御室エリア換気空調系（HVAC） いて、主制御室換気空調系及び主制御室
空気浄化系の両系列が運転不能になったファンがトリップ、再起動を試みたが再トリップしたので、同 が運転可能であること。
事例である。主制御室の居住性等への影
日 9:05、A 系列が技術仕様書（TS）に係る運転不能と宣類似運転経験
響はなかった。原因は、1 系列が保守点検言され、両系列の VC/VE が運転不能となった。電気設備のため供用除外されている間に、もう 1 系
保守部による基本トラブルシューティングの後、A 系列 VE LER373/2014-004「圧縮機トリップにより補助電気品室
戻りファンを再起動して A 系列 VC/VE を復旧させたが、 HVAC 運転不能」：2014-08-28、米国ラサール 1 号機と 2 列のファンがトリップしたため。トリップ原因
2022-05-23 12:56 に B 系列復旧のために A 系列への入 号機の両方が定格運転中、VE の B 系列は、油漏れの計 は、ファンモータの遮断器設定の誤り。事業LER373
複数機器の故障替えの際、A 系列 VE 戻りファンが再トリップした。運転員 画的修理のため運転不能であった。同日 12:27、A 系列の 者の運転・保守管理に課題があると考えら
2022003R02 による中央制御
は、遮断器をリセットしてファンを再起動し、B 系列は同日 VE 圧縮機のオン・オフが確認されず、VC/VE の A 系統が れることから、上記の基準によりスクリーニ室及び補助電気
17:55 分に復旧し、運転可能と評価された後、A 系列も翌 運転不能となった。VC/VE の AB 両系列が運転不能となっ ングアウトとする。
室の HVAC の日 22:30 に運転可能と宣言された。
たため、安全機能を妨げ得る事象または状態に至ったこと
運転不能宣言なお、主制御室換気系の境界は、主制御室と補助電気品 になる。原因は、液体ラインの電磁弁の配線が短絡し、その室の両方を含む。また、本事象中は VC と VE の両系統と 電磁弁が閉じた結果、圧縮機が吸入圧力低で停止したため。是正措置：配線の問題を修理し、圧縮機を復旧。
も運転可能であることが要求されている。
IRS9182

LER373/2013-008「ファンモータの故障により制御室
HVAC 動作不能」：2013-11-22、米国ラサール 1 号機と 2号機の両方が定格運転中、VC の A 系列は、フロン漏れの緊急修理のため運転不能だった。19:20、B 系列補助電気
品室クーラーの復水器ファンが停止した。ファンモータの遮断器区画から刺激臭が検出され、VC と VE の B 系列は運転不能とされた。VC/VE の AB 両系列が運転不能となった
原因：A 系列 VE 戻りファン遮断器がファン起動時にすぐト ため、安全機能を妨げ得る事象または状態に至ったことにリップしてしまう不適切な設定であったため。
なる。原因は、B 系列補助電気品室クーラーの復水器ファ是正措置：①基本トラブルシューティングを実施。②VE 戻 ンモータの巻線故障。是正措置：故障したファンモータを交りファン故障後の VC/VE 運転可能宣言前に、運転性評価 換し、巻線故障の故障解析を実施。
を実施。③A、B 系列 VC/VE 全体の点検・試験を実施。④
試験結果に基づいて、必要に応じて予防保全プログラムを修正。⑤遮断器受領検査のためのモデル作業指示書にトリップ試験を含めるよう修正。
安全評価：本件は法令報告事象にあたる。安全重要度は最小。2022-5-20 で約 3 時間、主制御室空気浄化（CRAF）系及び換気系の VC/VE の AB 両系列が運転不能だった。2022-5-23 は約 5 時間、主制御室換気系のみ
両系列が運転不能だった。主制御室温度は 90°F（32°C）を超えず、リスク指標は事象全体を通して緑であった。

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24

番号

件名

IRS9183概要

補足情報2022-10-22 12:49、米国のクーパー発電所（BWR、769
MWe、燃料交換停止中）において、保守作業のため余熱除去系（RHR）の原子炉停止時冷却系（SDC）を供用除外している時に、B 系列燃料プール冷却（FPC）系フィルタ脱塩塔のプリコート運転を実施した後に、FPC スキマサージ
タンク水位が急低下した。フィルタ脱塩塔プリコート戻り弁
が要求通りには完全閉止しなかったので、FPC スキマ
サージタンクから放射性廃棄物プリコートタンクへの排水パスが形成されたため。また、他の FPC 弁を閉止して排水パスを隔離する試みは失敗し、スキマサージタンク水位を回復するための通常注水も不能であった。

また、FPC ポンプ 2 台が供用中で、使用済み燃料プール（SFP）及び RPV の崩壊熱除去は維持された。CS 注入
後、FPC 及び原子炉冷却材浄化系（RWCU）フィルタ脱塩塔により、原子炉冷却材の清浄度も回復した。

処理結果
入手日

INES

基準

2023-12-27－②

本件は、燃料交換停止中の米国 BWR 原
子力発電所において、使用済み燃料プール
直接原因：当該戻り弁の故障。
のスキマサージタンク水位が急低下した事
寄与因子：①適切な信頼性をもって FPC 系を維持・運用す 例である。崩壊熱除去は継続されており、るに資する内外の運転経験を考慮してこなかった。②FPC 原子力安全への影響はなかった。また、が崩壊熱除去の主要手段となる燃料取替停止期間中のプ ECCS を利用してサージタンクの水位は 10
ラントリスクを管理するために要する適切な戦略の確立や 分で回復している。原因は燃料プール浄化
系の排水弁が故障し、完全閉止しなかった
保守的な意思決定に失敗した。
LER298
スキマサージタンため。事業者の運転・保守管理に課題があ2022002R01 ク水位回復のた 12:56、水位低下が続くので、運転員が手動で A 系列炉心 是正措置：①当該戻り弁の弁ポジショナを交換。炉心上部 ると考えられることから、上記の基準によりめ、炉心スプレイ スプレイ（CS）による注水を確立（3700 GPM（14 m3/m）） を点検して炉心スプレイからの異物混入がないことを確認。 スクリーニングアウトとする。
手動注入
し、同時にプリコートタンク戻り弁を閉止、12:59 に注水停 ②A 及び B 系列のフィルタ脱塩塔プリコート戻り弁の弁ポ止した。FPC スキマサージタンク水位が通常水位に回復 ジショナの定期交換について保守計画を策定。③FPC 系にするまでに、タンク保有水の約 14.6％が減じた。
ついて、いろいろなプラント構成時に発生する単一機器故障に対するリスク削減措置を再評価。その結果を適切なプ
安全評価：原子力安全、プラント信頼性、放射能安全、あるラント手順書に取り入れる。
いは産業安全に影響はなかった。圧力容器（RPV）水位は、燃料交換床レベルまであり、燃料プールゲートは取り 類似事象：過去 10 年に、非常用炉心冷却装置が有効動作
外し中であったことから、水位が FPC サージタンクスキマ したことの事象報告はない。
を下回ることはなかったはず。
RHR系からドライヤー・
セパレータ
ピット

脱塩水

原子炉ウェル

SFP

サージ
タンク

サージ
タンク

RHR系へ

フィルタ
脱塩塔
フィルタ
脱塩塔

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。

復水貯蔵へ排水（クリーン）復水器ホットウェルへ

参考図 BWR の使用済み燃料プール冷却・浄化系の例（ML12151A434）

25

番号

件名

概要

補足情報

処理結果

2022-11-04 13:59、米国クアド・シティーズ 2 号機（BWR、 原子炉トリップ寄与因子：2A FRV が水位上昇を緩和できな
入手日
基準
INES
867 MWe、定格運転中）は、2B 給水制御弁（FRV）が故 かったこと。2B FRV が他の FRV よりもサイズが大きく、弁
2023-12-27－②
障で開放後、開固着となったことを示す警報が中央制御室 ストロークが長い構造上の特徴を有することによるプラント（MCR）で出て、原子炉水位が上昇し始め、別の供用中
固有のリスクを、事業者は認識し適切に緩和することができ 本件は、定格運転中の米国 BWR 原子力発電所において、給水制御弁の 1 台が開2A FRV が設計どおりに応答し、自動閉したが、原子炉水 なかった。その結果、2B FRV の誤開を、単一点脆弱性
固着し、原子炉水位の上昇を止められな
位は上昇を続け、スクラム基準（+44 インチ）に到達したこ （SPV）として認識せず、対策が取られなかった。
かったため、手動スクラムした事例である。
とから、14:00 に発電所運転手順にのっとり、手動でスクラ
即時是正措置：①2B FRV のサーボを交換。②作動油をサ 安全重要度は低い。制御弁の開固着原因ム操作した。全ての制御棒が挿入され、スクラムは複雑化
ンプル分析。
は、制御弁のサーボ弁内に異物。異物は、しなかった。
フォローアップ：①製造者の是正措置を評価し実施する。必 サーボ弁製作中もしくは組み立て中に混入
安全評価：安全重要度は最小である。原子炉冷却材の補した可能性が高い。別の給水制御弁も、LER265給水制御弁故障 給は、非常用炉心冷却設備（ECCS）と給水系から常時可 要に応じて新しいコンポーネントを取り付ける。②FRV の故 4 ヵ月前に閉固着故障が発生している。事2022003R00 による原子炉水 能であった。この事象は、更新最終安全評価書（UFSAR） 障モードと教訓に基づく運転員措置について評価し実施す 業者による調達管理や保守管理及び運転る。③この製造者から入手した全てのサーボ弁について、
位上昇で手動ス の第 15 章「安全解析」に包絡される。なお、本事象は、経験反映に課題があると考えられることか状態を評価する。
クラム
NEI 99-02, Revision 7 に定義する安全系機能故障にはら、上記の基準によりスクリーニングアウト
あたらない。
類似事象：LER265/2022-002-00「給水制御弁故障による とする。
原子炉水位低下で手動スクラム」
2B FRV 故障原因：当該 FRV アセンブリのサーボ弁内部
2022-07-04 に 2A FRV のサーボ弁への異物混入によるスのスプールの動きが、異物により部分的又は完全に阻止さクラム。FRV が閉固着した。異物原因は低作動油品質。これたため。異物があると、サーボ弁内の油圧制御チャンネの事象の是正措置は、2022-11-04 時点で終了していな
ルが閉塞し、FRV アクチュエータに油圧作動油を送るスかった。
プール弁の自由な動きが妨げられる。スプール弁の異常動作により、2B FRV が半開から急速に全開し、原子炉水 故障サーボ弁のデータ
位上昇を招いた。2022-10-23 に、2B FRV のサーボ弁交 製造者：Parker
換を実施したが、サーボ弁製作中又は組立中に異物が混 サプライヤ：Black Limited Advanced Controls/Blac
入した可能性が高い。
モデル、部品番号：DES 1071, 10-S-80/50/7.2
IRS9186

参考図 機械式フィードバック
サーボ弁の作動原理
https://www.moog.co.jp/literat
ure/ICD/basicprinciple_servov
alve-ja.pdf

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。
26

番号

件名

国内 2023-36 低レベル放射性廃棄物搬出検査
装置の放射能評
価プログラムの誤り

NUCIA
13617M

ユニット：
伊方発電所
発生日：
2023-02-07
報告状態：最終更新日：
2023-11-22

概要

補足情報

処理結果

2023-02-07、伊方発電所から日本原燃（株）低レベル放射 事業者における原因：①社内規定類にプログラムに係る設
入手日
INES
基準
性廃棄物埋設センター（青森県六ヶ所村）へ低レベル放射 備図書の提出を要求する記載がなかったため、プログラム－⑤
2023-11-22
性廃棄物を搬出する際に、放射能濃度等を確認する低レ の詳細内容を確認できず、プログラムに分岐があることを認
本件は、低レベル放射性廃棄物搬出検査
ベル放射性廃棄物搬出検査装置の放射能評価プログラム 知できていなかった。②社内規定類に調達時にプログラムの一部に誤りがあり、検出下限値付近の計測データが、実 を網羅的に検証することを要求する記載がなかったため、 装置の放射能評価プログラムに誤りがあっ際より低い値として記録される可能性がある旨、メーカより 全ての分岐処理に対する検証を要求しておらず、プログラ た事例である。原因は、メーカの検証不足。
当該事業者の調達管理にも課題がある。搬連絡を受けた。このため、過去に搬出した廃棄体のうち、 ム検証に係る妥当性の確認ができなかった。
出基準は満足していたことから、上記の基誤りのあった当該プログラムを使用した廃棄体５，０６４本
再発防止対策：当該メーカにて以下の処置内容が規定化さ 準にてスクリーニングアウトとする。
の計測データを調査した結果、１０２本の廃棄体の計測れていることを確認する。①プログラム検証において全分岐
データに影響があることを確認した。
処理を対象とすること。②プログラムのコンパイル時のワー
安全評価：その後、データを再評価した結果、埋設施設へ ニング処置、警告に対する影響評価を行うこと。③プログラの搬出の基準は満足している。
ム詳細仕様を文書化して保管すること。
問題点：①当該メーカにて、プログラム作成時に検証が不足。②当該メーカにて、プログラム実行ファイル作成時（コンパイル時）のワーニングを見落とし。③過去の水平展開時にプログラム仕様書がなく、検証が不足。
メーカにおける原因：①プログラム検証において全分岐処理に対して検証を行うルールがなかった。②プログラムのコンパイル時のワーニング処置、警告に対する影響評価を行うルールがなかった。③プログラムの詳細仕様を文書化して保管するルールがなかった。

再発防止対策：検査装置の設置および改造時の調達において、以下の内容を要求することを規定化する。①プログラ
ムに係る設備図書を提出すること。②プログラム内部で分岐処理している場合は、設備図書に分岐処理毎の評価方
法を明確にするとともに、全分岐処理の評価方法の妥当性を検証すること。

図 低レベル放射性廃棄物搬出検査装置の概要図

27

番号

件名

国内 2023-37 低レベル放射性廃棄物搬出設備の放射能評価プ
ログラムの誤り

NUCIA
13618M

ユニット：
敦賀発電所
発生日：
2023-01-26
報告状態：最終更新日：
2023-11-16

概要

補足情報

処理結果

再発防止対策：（1）メーカの社内規程に以下の処置が追加
入手日
INES
基準
されたことを確認した。①プログラムの図書を文書化して保－⑤2023-11-16管する。②プログラムコンパイル時の警告に対する処置お本件は、低レベル放射性廃棄物搬出設備
よび影響評価を行う。③プログラム検証において全分岐処理を対象とする。（2）低レベル放射性廃棄物搬出設備の設 の放射能評価プログラムに誤りがあった事
置および改造等を発注する場合において、以下の調達要求 例である。原因は、メーカの検証不足。当該を行うことを社内規程に追加した。④プログラムに係る図書 事業者の調達管理にも課題がある。埋設基を提出する。⑤プログラム内部で分岐処理している場合は、 準は満足していたことから、上記の基準に安全評価；この廃棄体１,４３６本について、放射能濃度を図書に分岐処理毎の評価方法を明確にするとともに、全分 てスクリーニングアウトとする。
再評価した結果、埋設基準を満足していることを確認した。
岐処理の評価方法の妥当性を検証する。
メーカにおける原因：①プログラムの図書を作成し保管するルールがなかったことから、当該プログラムの設計内容を確認できない。②プログラムのコンパイル時の警告に対する処置および影響評価を行うルールがなかったことから、当該プログラムのコンパイル作業における警告発生時に対応せず。③プログラム検証について全分岐で検証を行うルールがなかったことから、当該プログラムの一部分
岐処理の検証を未実施。
2023-01-26、低レベル放射性廃棄物搬出設備について、メーカから、放射能評価プログラムの誤りにより、低レベル
放射性廃棄物の放射能濃度が低く評価されている可能性があるとの連絡を受け、過去に日本原燃（株）低レベル放射性廃棄物埋設センターに搬出した廃棄体９,６００本を調査した結果、放射能評価プログラムの誤りの影響を受けた廃棄体が１,４３６本あることを確認した。

事業者における原因：④提出対象を定めた図書リストに当該プログラムが含まれていなかったため、調達時に当該プ
ログラムの図書の提出をメーカに要求しなかった。⑤対外報告に使用する当該プログラムの検証記録をメーカに要求するルールが無かったため、調達時に当該プログラムの検証をメーカに要求しなかった。

28

番号

件名

概要

補足情報

国内 2022-48 原子炉機器冷却 2022-10-03、廃止措置中の 1 号機の原子炉機器冷却水
水系の冷却水を 系（*1）の冷却水を補給するタンクのレベルが通常よりも速補給するタンクの く低下していることが確認された。原子炉機器冷却水熱交換器（A）の伝熱管から冷却水が海水側に漏えいしているレベル低下
可能性が高いと判断し、当該熱交換器を隔離したところ、海水側への漏えいはなくなった。今後、当該熱交換器の点検をおこなう予定。

NUCIA
13563M

処理結果

推定空気集中原因：熱交換器内へ海水を送るポンプや配
入手日
INES
基準
管の配置などの系統構成から、当該熱交換器には、海水を－⑤
2023-11-30
送り始める際などに空気が持ち込まれる。変形・漏えいが本件は、廃止措置中の原子炉の原子炉機確認された当該伝熱管の周辺は、過去の点検において既に閉止栓が施されていたため、当該伝熱管は、空気が集中 器冷却水系の冷却水補給タンクの水位が通常より早く低下するのが確認された事例
して流入しやすい状態となっていた。
である。原因は、原子炉機器冷却水系熱交再発防止対策：当該熱交換器及び同様事象が発生する可 換器 1 基で伝熱管 1 本からの冷却水漏え*1 原子炉系の機器（ポンプ、モータ等）の冷却をおこなう 能性のある熱交換器について、空気の流入を防ぐ対策を実 い。放射能の環境への放出はなく、冷却性系統。冷却水には不純物等を取り除いた水（脱塩水）が用 施する。
能も維持されていることから、上記の基準にいられており、通常、冷却水に放射能は含まれていない。
てスクリーニングアウトとする。
ユニット：
原子炉機器冷却水系は、（A）（B）の 2 系統あり、熱交換器
浜岡発電所 1 号 は 1 系統あたり 2 基設置されている。
発生日：
2022-10-03
報告状態：最終更新日：
2023-11-30

図 原子炉機器冷却水系系統概略図
安全評価；冷却水は放射能を含んでいないこと及び冷却水の放射線を監視しているモニタの指示値に変化がないことから、外部への放射能の影響はない。なお、熱交換器 4基のうち、1 基の伝熱管が半数程度使用できれば、必要な機器を冷却できる。
タンクのレベル低下原因：熱交換器（A-2）の伝熱管の 1 本
で確認された変形部分で冷却水が漏えいしたため。変形
部分以外には、漏えいに至るような傷や孔等はない。
漏えい原因（メカニズム）：熱交換器の伝熱管に空気が集中して流入したことで、当該伝熱管は従来よりも速く減肉が進み、冷却水による外圧に耐えられなくなったことで、変形・漏えいに至ったと推定される。

29

番号

件名

概要

補足情報

国内 2023-13 使用済燃料ピット 2023-07-27 7:48、通常運転中のところ、3 号使用済燃料
監視カメラの不ピット監視カメラが正常に動作しないことが確認されたた具合め、保安規定に定める運転上の制限を満足しないと判断された。調査の結果、使用済燃料ピット監視カメラシステム制
御盤のサーバの不具合により、監視カメラの画像が使用済
燃料ピット監視カメラ表示モニタに表示できなくなったことが特定された。当該サーバを予備品に取り替え後、監視カメラの画像表示に問題はなく、設備に異常がないことを確認し、同日 16:55 に運転上の制限を満足する状態に復帰
した。
NUCIA
ユニット：
安全評価：本事象によるプラントへの影響および周辺環境
13677M
伊方発電所 3 号 への放射能の影響はない。
図 使用済み燃料ピット監視カメラシステム概略図
発生日：
サーバのログの調査結果：ハードディスクの不調を示すロ
2023-07-27
参考情報 高浜発電所原子炉施設保安規定
報告状態：最終 グが、2022-10-18 以降、不定期に発生していた。なお、
85-12-3 使用済燃料ピットの監視
2022-10-18以降の定期点検（月例点検）では、当該サー更新日：
バに異常は見られなかったが、ログはチェックしていない。 設備：使用済燃料ビット工リア監視カメラ（使用済燃料ビット
2023-11-22

処理結果
入手日

INES

基準

－
継続
2023-11-22
本件は、使用済燃料ピット監視カメラシステ
ムが動作不能とみなされ、保安規定の運転上の制限条件に入った事例である。サーバを取り換えることで、短時間で復旧した。安
全上の影響はない。
しかし、左欄に示すように類似事象（使用済
燃料ピット監視カメラシステムの不良事象）が頻発している。事業者における品質保証（品質マネジメントシステム）、施設管理（設計管理）等に課題があり、潜在的な共通要因故障（多重故障）が発生する可能性等について、継続調査とする。
検査気付き事項のスクリーニングに関するガイド（GI0008_r3）

サーバ不具合原因：サーバのハードディスクの個体差及び エリア監視カメラ空冷装置を含む）
ステップ１：パフォーマンス劣化があるか？
所要数：2 個（3/4 号炉）
経年使用による不調により、オペレーティングシステム
条件：動作可能な設備が所要数を満足していない場合（OS）が不動作となったため。
ステップ２：確認されたパフォーマンス劣化措置（抜粋）：水位、水温を確認、復旧措置を開始、燃料移
は、活動目的を達成し、原子力安全又は核寄与因子：定期点検（月例点検）等で、サーバのログを確 動中止、代替措置の検討
物質防護を維持することに影響を与えてい認していない。そのため、未然にハードディスクの不調を把 完了時間：速やかに。
るか？
握できなかった。
類似事象（NUCIA 検索）• パフォーマンス劣化は、監視領域（小分再発防止対策：①ハードディスクの不調を早期発見するた類）の属性の一つに関連付けられ、また、•
国内
2023-13（13677M、本件）伊方発電所
3号機
使用
め、定期点検（月例点検）において、ログを確認する手順をそのパフォーマンス劣化は関連する監視済燃料ピット監視カメラの不具合
作業要領書に追加する。また、当該サーバと同様に、重大領域（小分類）の目的に悪影響を及ぼし事故時等に使用される設備で、通常は待機状態となってい • 国内 2022-03（13508M）高浜発電所 3 号機 使用済燃たか。
料ピットエリア監視カメラの動作不能に伴う運転上の制限
るサーバについても、同様にログを確認する手順を作業要•
パフォーマンス劣化は、事故の防止の機の逸脱
領書に追加する。②当該サーバは、メーカによるハードディ
能の一部が喪失する等の原子力安全又• 国内 2021-70（13465M）伊方発電所３号機 使用済燃料
スクの取り替え後に予備品として保管する。
は核物質防護上重大な事象につながる
ピット監視カメラの不具合
同サイトにおける類似事象：使用済燃料ピット監視カメラの • 国内 2020-28（13218M）美浜発電所 3 号 使用済燃料
前兆として考えられるか。
不具合、NUCIA13465M、発生日：2022-03-18
ピットエリア監視カメラの不調に伴う運転上の制限の逸脱 • 確認されたパフォーマンス劣化が是正されないままであれば、もっと原子力安全• 国内 2020-16（13184M）高浜発電所 4 号 使用済燃料
又は核物質防護上重大な問題をもたらす
ピットエリア監視カメラの不調に伴う運転上の制限の逸脱可能性があるか。
監視領域（小分類）：重大事故等対処及び大規模損壊対処• ⑩重大事故等対処設備の機能故障件数（運転上の制限逸脱件数）

30

番号

件名

概要

補足情報

処理結果

国内 2023-14 サービス建屋ランドリー室乾燥
機制御盤内端子
台の焦げ跡

NUCIA
13677M2023-07-19 14:24 ごろ、ランドリー室の 7 台の乾燥機のう 再発防止対策：①製造メーカに対して、工場出荷前の制御
入手日
INES
基準
ちの No. 7 の制御盤内端子台に焦げ跡が確認され、公設 盤組み立て・調整過程でのネジ締め付けを確実に実施する－⑤
2023-09-20
消防に連絡、自衛消防隊が出動。公設消防は、14:43 に よう注意喚起。②洗濯機及び乾燥機の発注仕様書に、ネジ
本件は、原子力発電所のサービス建屋ラン
到着し、現場確認の上、15:13 に火災と判断。ただし、鎮火 の確実な締め付けに係る注意事項を明記。③既設発電設
時刻は、2023-07-10 10:55、すなわち、当該乾燥機が自 備に対しては、設備使用時に不具合が生じぬよう、工場や ドリー室の乾燥機制御盤内の端子台で焦動停止してから 5 分後と推定された。
現地における電源ケーブル端子台の締め付け確認を含む げ跡が確認された事例である。原因は、端検査等を通じた品質維持を推進。④火災事象に結び付くよ 子のねじ締付け不良（初期不良）による接
うな電源ケーブル端子台を有する一般設備についても，調 触抵抗増加による過熱。乾燥機は自動停
止し、再発防止対策も取られていることか
達管理の中で締め付け確認を要求する。
ら、上記の基準にてスクリーニングアウトと発生メカニズム：①当該乾燥機の制御盤内端子台の U 相 する。
ユニット：
端子部において、工場出荷時にネジの不完全な締め付け
東海第二発電所が発生。端子が確実に固定されていない状態（初期不良）
発生日：のまま、発電所に納入。②当該乾燥機使用中に、端子穴内2022-07-19
径はネジ径より大きいため、ケーブルの自重等により U 相
報告状態：最終
端子の片当たりが生じ、接触面積が減少する状態（接触抵更新日：抗が増加）となった。③この状態で通電が繰り返されたこと
2023-09-20
により、Ｕ相端子部は過熱状態となった。④過熱状態が継続することにより、最終的に端子接触部は焼損（欠損）し緑青が生じるとともにケーブル端に焦げ跡が発生した。これに伴い、インバータエラーが発生し、乾燥機は自動停止した。

図 サービス建屋１階ランドリー室 当該乾燥機制御盤内
端子台の状況事象
事象原因：製造メーカによる工場出荷前の制御盤組み立て・調整過程において，目視や触手等による確実なネジ締め付け確認が不足していたため。

図 当該乾燥機制御盤内端子台の焦げ跡発生メカニズム

31

番号

件名

国内 2023-19 格納容器内高レ
ンジエリアモニタの故障

NUCIA
13690Mユニット：
高浜発電所 1 号
発生日：
2023-08-15
報告状態：最終更新日：
2023-09-13

概要

補足情報

処理結果

2023-08-15 23:41、調整運転中の 1 号機において、「格納 不具合原因：電気計装品の静的素子の偶発故障
入手日
INES
基準
容器内高レンジエリアモニタ（高レンジ）CH4 故障」警報が－⑤
再発防止対策：当該モニタから中央制御室に指示値を伝送 2023-09-13
発信したため、同日 23:54 に保安規定の運転上の制限をする回路の構成部品の一部を予備品に取り替えた。
本件は、調整運転中の原子力発電所の格満足していない状態にあると判断した。調査した結果、当納容器内高レンジエリアモニタの故障によ
該モニタから中央制御室に指示値を伝送する回路に瞬時 同サイトにおける類似事象
り、保安規定の運転上の制限を満足しない的な電圧の変動が確認され、この電圧変動は回路の構成部品の一部（プリアンプ、I/O カード）に一時的な不具合が • NUCIA2146M、格納容器内高レンジエリアモニタ（高）Ｒ 状態にあると判断された事例である。故障－９１Ｂの故障、発生日：2003-02-20
原因は、回路の静的素子の偶発故障。予発生したことによるものと推定された。それらを予備品に取•NUCIA2014M、格納容器内高レンジエリアモニタ（高レン
備品と取り換えることで運転上の制限を満
り替え、健全性に問題がないことを確認したことから、
ジ）Ｒ－９１Ｂの故障、発生日；2001-02-01
足する状態に復帰したことから、上記の基2023-08-22 15:00 に保安規定の運転上の制限を満足す
準にてスクリーニングアウトとする。
る状態に復帰した。

32

番号

件名

国内 2023-20 原子炉機器冷却海水系除塵設備の微小な孔の確認

NUCIA
13703Mユニット：
浜岡発電所 4 号
発生日：
2023-09-01
報告状態：最終更新日：
2023-11-16

概要

補足情報

処理結果

2023-09-01、4 号機において、原子炉機器冷却海水系の 微小孔発生経緯（推定）：除塵設備の内張を上塗り補修した
入手日
INES
基準
熱交換器（B 系）の入口配管に設置している除塵設備の保 箇所に海生生物等が付着した影響で、内張材が局部的に－⑤
2023-11-16
温材からの水の滴下が確認され、保温材を外したところ、 剥がれ、母材に海水が触れ、微小な腐食孔が形成された。
本件は、原子力発電所の原子炉機器冷却微小な孔が確認された。
再発防止対策；内張材の補修方法を改善し、定期的な点検 海水系除塵設備から水滴下が確認された
安全評価：原子炉機器冷却海水系の運転に異常はない。 で内張材の健全性を確認する。
事例である。原因は、補修を施した設備の本事象による外部への放射能の影響はない。
内張り部が局所的にはがれ、冷却材である海水により母材が腐食したため。内張りのはがれ原因は、海生生物等が付着した影響と推定されている。原子炉機器冷却海水系の運転に異常はないことから、上記の基準にて、スクリーニングアウトとする。

33

番号

件名

国内 2023-21 不適切な設計管理による火災防護対象ケーブルの系統分離対策の不備

NUCIA
13697Mユニット：
川内発電所 1,2号
発生日（規制委
員会判断日）：
2023-08-23
報告状態：最終更新日：
2023-09-05

概要

補足情報

2023-01-16、1､2 号機において、R04Q1 検査指摘事項「美浜発電所 3 号機 工事計画に従った評価・施工の不備による補助給水機能に対する不十分な火災防護対策」の未然防止処置の対応状況の確認中、原子力検査官が、原子炉の高温停止又は低温停止に影響を及ぼす可能性のある機器を駆動もしくは制御するケーブル（制御盤を含む。
以下「火災防護対象ケーブル」という。）に系統分離対策が施工されていないことを確認した。

処理結果
入手日

INES

基準

－
⑤
2023-09-05
本件は、原子力規制委員会（2023-08-23）
において、火災防護対象ケーブルを収容する電線管に系統分離対策が施工されておらず、設工認の基本設計方針に記載している
火災防護審査基準 2.3.1(2)c.の要求事項を満足することに失敗していると指摘された。ただし、重要度「緑」、深刻度「SLⅣ（通知なし）」と判断されたことから、上記の基準
にて、スクリーニングアウトとする。

安全評価：当該火災防護対象ケーブルが設置されている
火災区域、火災区画には、2 種類の感知器が設置され、消火設備が設置されている。
系統分離対策不備の原因：系統分離対策検討の際、電線管内ケーブルへの防護対策が必要という認識がなく、設工
認資料に電線管内ケーブルへの防護対策が記載されなかったため。新規制基準適合性審査において、火災防護
対象ケーブルを収容する電線管は火災防護対策が論点とはならなかったこと及び電線管は鉄板に囲まれて閉塞しているものであり火災防護対策の必要がないと誤って認識していた。

R05Q1 原子力 再発防止対策：①本件を関係者に周知するとともに、火災規制検査報告書 防護に係る「火災発生防止」、「早期感知消火」、「火災の影響軽減」の観点の教育を継続的に実施する。②自らの指摘事項名：
不適切な設計管 気づきや自社分だけでなく他社分の原子力規制検査での理による火災防 指摘事項に対する改善を継続的に行うことで、安全性の向護対象ケーブル 上を図る。
の系統分離対策
の不備

34

番号

件名

概要

補足情報

処理結果

①の再発防止対策：（1）長期点検計画表のデータ管理者を
国内 2023-22 不適切な点検計 2023-01-18、定期事業者検査（2022-01-21～2023-01入手日
INES
基準
画表の管理によ 10）に係る原子力規制検査から原子力検査官が、3B 安全 設定し、各設備担当者より管理者へ連絡をしなければ変更－⑤
2023-09-04
る安全補機室冷 補機室冷却ユニットに係る以下の 2 事象を特定した。
ができない運用とする。内容については、そのデータを印刷
本件は、原子力規制委員会（2023-08-23）
却ユニット定期事
したものを、設備主管係の担当者及び管理職が確認する。
①点検計画表に定められた点検頻度を超過している事象：
業者検査実施時（2）長期点検計画表改訂時には変更点を抽出し、担当者及 において、重要度「－」、深刻度「SLⅣ（通定期事業者検査記録によると、当該冷却ユニットに対する期の超過及び原
び管理職が変更を意図した箇所以外に変更点がないことを 知なし）」と判断されたことから、上記の基準
直近 2 回の点検実績は、第 13 及び第 16 保全サイクルで
子力規制委員会確認する。（3）定期事業者検査全体教育に合わせて本事象 にて、スクリーニングアウトとする。
あり、3 保全サイクルの点検頻度だった。定期事業者検査への誤った報告の周知を行う。担当者が定期的に、全ての機器について次に定められた点検頻度（2 保全サイクル）を超過している。
回の点検計画が点検周期の範囲内に入っていることを確認②原子力規制委員会へ誤った定期事業者検査実績の報 する。それらにより、適切な計画となっていることを確認する
告：第 16 保全サイクル開始時に原子力規制委員会へ報 意識が不足することを防止する。（4）第 13 回定検でプラン
NUCIA
ユニット：
13700M
玄海発電所 3 号 告した定期事業者検査報告書によると、第 14 保全サイク ト長期停止に伴って追加実施した点検の実績について、保全計画を管理するシステムから出力される表においても 13
発生日（規制委 ルに当該冷却ユニットを点検したと書かれていた。
回定検にて実施したことが分かるよう表記する。但し、追加員会判断日）：
安全評価：第 16 保全サイクルにおいて、当該冷却ユニット 点検の実施時期を把握するため、別紙管理も継続する。
2023-08-23の定期事業者検査を行い、「ユニット内部に残留物がない
報告状態：最終こと」、「フィルタが正常に取り付けられていること」及び「ユ ②の再発防止対策：第 16 回定期事業者検査報告書（定期更新日：
ニット本体及びその他の部品に異常がないこと」を確認し 事業者検査開始時）「添付書類三 施設管理の実施に関す
2023-09-04ており、実用発電用原子炉及びその附属設備の技術基準 る計画」のうち「参考資料１ 玄海第３号機点検計画期間中における点検の実施状況等（第１６保全サイクル）」作成時に関する規則は満足していたと考えられる。
に、管理職のフォローが不十分であったため誤記があった
R05Q1 原子力 ①の原因・経緯：定期事業者検査の実施時期は長期点検 ことを課内に周知する。今後当該資料作成時には、担当者
規制検査報告書 計画表にて管理されているが、当該冷却ユニットの点検
は長期点検計画表等のバック資料と突き合わせ確認をする
は、計画表の第 14 回に「〇」が記載されていたが、何らか こと及び管理職は担当者がその確認を行うようフォローする
指摘事項名：の要因で削除され、把握されることなく長期点検計画表が不適切な点検計 改訂された。その状態に気づかれないままだったため、点 ことで、同様の事象が発生しないよう注意喚起する。
画表の管理によ 検実施頻度が規定を超過した。
るＢ安全補機室
冷却ユニット定期 ①の寄与因子：（1）当時、長期点検計画表は共有の Excel
事業者検査実施 データで、誰でも編集可能であり、変更を加えても把握され時期の超過及び ないことが起こりうる状況だった。（2）長期点検計画表を改
原子力規制委員 訂する際に管理職は、変更を意図した箇所以外は確認し会への誤った報 ていなかった。（3）担当者の一部に、日常的に点検計画を確認する意識が不足することがあった。（4）第 13 回定検告でプラント長期停止に伴って追加実施した点検は、保全計画を管理するシステムの構造上その実施時期を区別して管理することができなかったため、別途 Excel データの表で管理しており、保全計画を管理するシステムから出力される表に 13 回の実績として記載されなかった。
②の原因・経緯：当該報告書の作成の際、担当者に対するフォローが不十分で、長期点検計画表との突き合わせも実施されず、確認が不十分であったため。

35

番号

件名

国内 2023-23 不適切な設計管理による火災防護対象ケーブルの系統分離対策の不備

NUCIA
13698Mユニット：
玄海発電所 3,4号
発生日（規制委
員会判断日）：
2023-08-23
報告状態：最終更新日：
2023-09-04

概要

補足情報

2023-01-24、3、4 号機において、R04Q1 検査指摘事項「美浜発電所 3 号機 工事計画に従った評価・施工の不備による補助給水機能に対する不十分な火災防護対策」の未然防止処置の対応状況の確認中、原子力検査官が、原子炉の高温停止又は低温停止に影響を及ぼす可能性のある機器を駆動もしくは制御するケーブル（制御盤を含む。
以下「火災防護対象ケーブル」という。）に系統分離対策が施工されていないことを確認した。

処理結果
入手日

INES

基準

－
⑤
2023-09-04
本件は、原子力規制委員会（2023-08-23）
において、火災防護対象ケーブルを収容する電線管に系統分離対策が施工されておらず、設工認の基本設計方針に記載している
火災防護審査基準 2.3.1(2)c.の要求事項を満足することに失敗していると指摘された。ただし、重要度「緑」、深刻度「SLⅣ（通知なし）」と判断されたことから、上記の基準
にて、スクリーニングアウトとする。

安全評価：当該火災防護対象ケーブルが設置されている
火災区域、火災区画には、2 種類の感知器が設置され、消火設備が設置されている。
系統分離対策不備の原因：系統分離対策検討の際、電線管内ケーブルへの防護対策が必要という認識がなく、設工
認資料に電線管内ケーブルへの防護対策が記載されなかったため。新規制基準適合性審査において、火災防護
対象ケーブルを収容する電線管は火災防護対策が論点とはならなかったこと及び電線管は鉄板に囲まれて閉塞しているものであり火災防護対策の必要がないと誤って認識していた。

R05Q1 原子力 再発防止対策：①本件を関係者に周知するとともに、火災規制検査報告書 防護に係る「火災発生防止」、「早期感知消火」、「火災の影響軽減」の観点の教育を継続的に実施する。②自らの指摘事項名：
不適切な設計管 気づきや自社分だけでなく他社分の原子力規制検査での理による火災防 指摘事項に対する改善を継続的に行うことで、安全性の向護対象ケーブル 上を図る。
の系統分離対策
の不備

36

番号

件名

概要

補足情報

処理結果

国内 2023-24 給水処理建屋に 2023-08-31 10:13 ごろ、2 号機（第 18 回定期検査中）の 安全評価：負傷者は発生しておらず、環境への放射能の影
入手日
INES
基準
おける火災
給水処理建屋（非管理区域）において、タンクの溶断作業 響もない。
－②
2023-10-12をしていた際に、火災報知器が発報し、同建屋内で出火が火災原因・経緯：火気監視人が作業中断を指示した際、作 本件は、原子力発電所の非管理区域であ確認された。直ちに消火が行われ、10:20 に消防署へ通業監督者（水噴霧者を兼務）は水噴霧を中断したが、ガス溶 る給水処理建屋内の火災養生エリアにおい報、11:01 に到着した公設消防により、11:20 に鎮火が確
断者には近傍にあった排風機の運転による騒音の影響で て、溶断作業中に火災が発生した事象であ認された。
指示が伝わっていなかったため、ガス溶断作業が継続さる。原因は、現場騒音のため作業停止指示
作業状況：ガス溶断作業においては、溶断対象物に可燃 れ、ガス溶断による入熱により、タンク内面のゴムライニン が届かなかったため。火災養生エリアにお物（タンク内面のゴムライニング）が含まれていたことから、 グが延焼し火災が発生したと推定した。
ける火災で、直ちに消火されたが、作業指ガス溶断により発生する入熱を水噴霧により冷却を行いな示に課題があったことから、上記の基準に再発防止対策：①作業環境に応じて確実に作業指示を伝がら作業を実施していた。また、作業にあたっては、火気監て、スクリーニングアウトとする。
達する手段（電子ホイッスル等）を用いることを社内規程に
NUCIA
ユニット：
視人を配置したうえで、ガス溶断者はガス溶断作業を行定める。②今回の事象を踏まえ、確実な情報伝達の重要性
13702M
敦賀発電所 2 号 い、作業監督者は水噴霧を行っていた。
などについて所員および協力会社に周知する。
発生日：
2023-08-31
報告状態：最終更新日：
2023-10-12

37

番号

件名

概要

補足情報

国内 2023-25 高レベル放射性 2023-10-04 12:04、高レベル放射性廃棄物貯蔵管理セン
廃棄物貯蔵管理 ターにおいて、監視制御盤及び現場制御盤の計画的な更センターにおける 新工事中に、ガラス固化体貯蔵建屋Ｂ棟（EB2 建屋）の現送排風機の一時 場制御盤（共通設備制御盤）の電源を隔離したところ、EB2停止
建屋の貯蔵ピット収納管排風機及び管理区域送・排風機が全台停止し、ガラス固化体受入れ建屋（EA 建屋）及びガラス固化体貯蔵建屋（EB 建屋）においては、貯蔵ピット収納管排風機を除き、検査室送・排風機及び管理区域送・排風機が全台停止した。当直長は、共通設備制御盤の電源隔離に起因すると判断し、速やかに当該隔離箇所を復旧。
リセット操作、現場機器の外観確認等を実施後、13:24 に
NUCIA
ユニット：
EA/EB 建屋の送・排風機を起動、13:25 に EB2 建屋の建
186M
廃棄物管理
屋換気設備の送・排風機を起動し、通常状態に復旧した。
発生日：
2023-10-04
安全評価：送排風機一時停止中、EA/EB 及び EB2 建屋
報告状態：最終 は負圧を維持。ガラス固化体の収納管内の負圧は維持さ
更新日：れ、ガラス固化体は自然通風により冷却維持された。管理
2024-01-17
区域内に汚染がないことを確認した。

処理結果
入手日

INES

基準

－
②
2024-01-17
本件は、高レベル放射性廃棄物貯蔵管理
施設のガラス固化体貯蔵建屋等において、建屋換気設備の送・排風機の両系が停止した事例である。負圧は維持され、安全上の影響はない。原因は、更新工事における作業ミス。根本原因は、情報共有の不備及び理解不足。事業者の更新工事管理及び調達管理に課題があることから、上記の基準にてスクリーニングアウトとする。
ただし、以下の NUCIA 検索結果が示すように、当該廃棄物管理施設においては、作業ミス等の人的過誤による換気設備の停止事例が頻発している。いずれも安全上有意な影響は認められないが、事業者による運転経験反映活動や継続的安全性向上活動
状況が、検査のポイントとなり得ると考えられる。

直接原因：EB2 建屋の共通設備制御盤の CPU 基板単体の電源スイッチを「切」とすべきところ、共通設備制御盤の電源を「切」としたため。その結果、I/O 基板への信号電源が喪失し、EB2 建屋の貯蔵ピット収納管排風機及び EB2
建屋の建屋換気設備の送・排風機への起動信号が OFFとなり、EA/EB 建屋の建屋換気設備の送・排風機の停止回路が動作した。

図 建屋換気設備の概略図

根本原因：①伝達されるべき必要な情報（更新工事の目
的、範囲、工事方法、注意事項等）を書面化せず業務移管したため。自身の経験や書面なしでも情報共有が容易であると判断していた。②作業内容が理解できるように作業要領書及び設計図書の記載修正を担当メーカに依頼しなかったこと。発注段階においても、作業内容が理解できる
作業要領書及び設計図書を作成し、提出することをメーカに要しなかったこと。
再発防止対策：①全社要則の改正及び再処理事業部内における業務移管に係るマニュアルの制定。部内における業
務移管の周知教育とルール化。②更新工事発注仕様書の見直し。作業要領書の改訂。

左：EA/EB 建屋、右：EB2 建屋
図 事象発生当日の作業概要図

38• NUCIA186M（本件）、高レベル放射性廃棄物貯蔵管理センターにおける送排風機の一時停止、2023-10-04 発生• NUCIA177M、廃棄物管理施設における建屋換気設備の停止、2020-07-21 発生• NUCIA150M、高レベル放射性廃棄物貯
蔵管理センターにおける換気設備の停止、2015-06-08 発生• NUCIA139M、ガラス固化体受入れ建屋、ガラス固化体貯蔵建屋およびガラス
固化体貯蔵建屋Ｂ棟における換気設備の停止、2012-03-06 発生• NUCIA116M、ガラス固化体貯蔵建屋 B
棟の一時的な送排風機の全台停止、
2010-11-02 発生• NUCIA109M、高レベル放射性廃棄物貯
蔵管理センターにおける検査室系換気設
備の停止、2010-07-21 発生

番号

件名

概要

補足情報

国内 2023-26 大容量送水車か 淡水貯水池にて大容量送水車（予備）の重大事故等対処
らの油微小漏え 設備定例試験の終了後の片付けの際に、車両後部の水い
中ポンプホースリール用油圧配管からの油漏えいが確認
された。

処理結果

調査結果：①当該配管を含むホースリール駆動油圧系統
入手日
INES
基準
は、主に炭素鋼配管とラバーホースより構成されるが、漏え－⑤
2023-10-17
いは主配管から分岐した枝配管部分。②当該配管の漏え
本件は、原子力発電所の大容量送水車のい箇所は、車内に配置されているものの、通気口からの外気流入及びエンジン排気管貫通部より多少の雨の流入が 油圧配管から油漏えいが確認された事例で安全評価：漏えいした油は 100 mL 程度であり、全て車内ある状態。③漏えい箇所は主配管より口径及び肉厚が薄い ある。原因は経年劣化と雨水の影響と推定の作業スペース床に留まっており、車外への漏出はない。
（呼び径 1.5 cm）ため、同じ速度で腐食や経年劣化が進行 されている。小口径の分岐管からの漏えい
当該配管を取り外した箇所に閉止プラグを取り付けたとこ
で、車外への漏出はないことから、上記のした場合、影響が出やすい。
ろ、油漏えいはなくなった。車内の油だまりは吸着マットで基準にて、スクリーニングアウトとする。
拭き取り、中和剤も散布した。
漏えい推定原因：経年劣化及び雨付着などの影響

NUCIA
13714M

ユニット：
柏崎刈羽発電所
6,7 号
発生日：
2023-10-06
報告状態：最終更新日：
2023-10-17

再発防止対策：①漏えい箇所の修理。②定期的な配管取替、配管防錆塗装処置の実施。

参考図 大容量水中ポンプシステムのシステム構成例（本件のものではありません）
https://www.katakura.co.jp/gs/pdf/vowcan.pdf

39

番号

件名

国内 2023-30 原子炉機器冷却海水系除塵設備の電動弁動作不良

NUCIA
13708Mユニット：
浜岡発電所 3 号
発生日：
2023-09-21
報告状態：最終更新日：
2023-12-13

概要

補足情報

2023-09-21、3 号機において、原子炉機器冷却海水系の熱交換器（A 系）の入口配管に設置している除塵設備（A系）の洗浄のために動作する電動弁（A-1）（A-2）について、動作不良が確認され、工場にて当該弁の駆動部を点検したところ、当該弁が指定の開度となったときに動作する
リミットスイッチの動作点が、本来の動作点から若干ずれていることが確認された。その後、リミットスイッチの動作点については、本来の位置で動作するよう調整し、その後の弁作動試験にて、当該弁が正常に動作することを確認した。

処理結果
入手日

INES

基準

－
⑤
2023-12-13
本件は、原子力発電所の原子炉機器冷却海水系除塵設備の電動弁の動作不良が確認された事例である。原因は、当該電動弁駆動部の点検時に、固定治具を使用せずにリミットスイッチを取り外したためと推定されている。原子炉機器冷却海水系の運転に異常はないことから、上記の基準にて、ス
クリーニングアウトとする。

安全評価：本事象による、原子炉機器冷却海水系の機能および外部への放射能の影響はない。
事象の原因（推定）：当該電動弁駆動部の点検時に、固定治具を使用せずにリミットスイッチを取り外し、リミットスイッ
チを取り付ける際に本来の動作点からずれた。

参考図 リミットスイッチの動作
https://www.metrol.co.jp/solution/55391/

再発防止対策；今後、リミットスイッチを点検する際は、動作点がずれないように確実に固定治具を使用する。

40

番号

件名

国内 2023-32 予備変圧器トリッ
プに伴う運転上の制限の逸脱お
よび復帰

概要

補足情報

2023-11-06 7:37、定期検査中の 3 号機の 77 kV 受電保護リレー動作警報が発信し、予備変圧器のしゃ断器が開放したため、保安規定の運転上の制限を満足しない状態に入ったと判断された。その後、送電線が復旧して予備変圧器に異常がないことを確認したことから、しゃ断器を投入し、同日 8:33 に保安規定の運転上の制限を満足する状態に復帰した。

入手日

INES

基準

－
⑤
2023-12-04
本件は、定期検査中の原子力発電所の予備変圧器のしゃ断器が開放したため、運転上の制限条件に入った事例である。その後、送電線が復旧し、運転上の制限条件から脱している。遮断器開放原因は、送電線の異常により、期待通り保護リレーが動作したため。上記の基準にて、スクリーニング
アウトとする。

安全評価：本事象による環境への放射能の影響はない。
NUCIA
13722M

処理結果

受電保護リレー動作原因：送電線の一部で停電が発生し
たため。
ユニット：
美浜発電所 3 号
発生日：
2023-11-07
報告状態：最終更新日：
2023-12-04

41

番号

件名

国内 2023-34 タービン動補助
給水ポンプ室等における火災感
知器の不適切な設置

NUCIA
13732Mユニット：
玄海発電所 3,4号
発生日（規制委
員会判断日）：
2023-11-22
報告状態：最終更新日：
2023-12-28

概要

補足情報

2023-08-10、事業者は、３、４号機の原子炉施設の安全上重要な機器が設置されている区画を含む火災区画において、合計約 4850 個のうち、244 個の火災感知器が「発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書（工事計画認可
申請添付資料７ 玄海原子力発電所３、４号機）」に明記された要件を満足していないことを確認した。

処理結果
入手日

INES

基準

－
⑤
2023-12-28
本件は、原子力規制委員会（2023-11-22）
において、火災防護説明書５．１．２（１）ｂ．
（ａ）において「火災感知器は、消防法の設置条件に基づき（中略）異なる種類の火災感知器を組み合わせて火災を早期に感知することを基本として、火災区域又は火災区画に設置する設計とする」とされており、これを満足することに失敗している状態であることについて、指摘を受けた。ただし、重要度「緑」、深刻度「SLⅣ（通知なし）」と判断されたことから、上記の基準にて、スク
リーニングアウトとする。

消防法施行規則第 23 条第４項第３号イ（熱感知器）、同項第７号ハ（煙感知器）（熱感知器は取付面から 0.3 m 以
内、煙感知器は取付面から 0.6 m 以内に設けること）の設
置条件を満足していない感知器：３号機で 64 個、４号機で 13 個。
同項第７号二（煙感知器は壁から 0.6 m 以上離れた位置に設けること）の設置条件を満足していない感知器：３号機で 68 個、４号機で 29 個。
同項第８号（換気口等の空気吹出し口から 1.5 m 以上離れた位置に設けること）の設置条件を満足していない感知器：３号機で 51 個、４号機で 26 個。

R05Q2 原子力 なお、複数の設置条件を満足していない感知器もあった。
規制検査報告書
原因：建設当初から、消防法に基づき火災感知器設置が必要な箇所以外では自主設置という位置づけで、消防法
指摘事項名：
タービン動補助 に準拠せずに火災感知器を設置していた。特に、消防法で給水ポンプ室等 定める「天井からの高さ、壁・はりからの距離、吹出し口かにおける火災感 らの距離」に適合していなかった。新規制基準対応以降
知器の不適切な は、火災感知器は全て消防法に適合させる必要があったが、現場工事の際に、建設時の考えに基づいて設置したた設置め。
再発防止対策：消防法の設置条件に基づいた位置に設置する旨の記載を調達仕様書等で明確にし、火災感知器の設置等の工事に於いて、消防法を適用する管理を実施す
る。

42

番号

件名

国内 2023-42 燃料油移送ポン
プの動作不能に伴う運転上の制
限の逸脱

概要

補足情報

2023-12-18 12:20、燃料油移送ポンプ*1 の点検作業を燃料装荷開始（2023-12-17）以降も継続し、保安規定に定めるポンプの台数を確保できなくなったことから、運転上の制限（LCO）を満足していない状態にあると判断した。その後、燃料油移送ポンプの点検作業を完了し、動作可能な状態に復旧したことから、同日 18:00 に LCO を満足する状態に復帰した。

入手日

ユニット：
美浜発電所 3 号
発生日：
2023-12-18
報告状態：最終更新日：
2024-01-17

INES

基準

－
⑤
2024-01-17
本件は、燃料移送ポンプに係る保安規定のLCO を短期間満足しなかった事例である。
原因は、作業工程策定のミス及び工程会議
による確認の不備。思い込みがあった。安
全上の影響はないことから、上記の基準にて、スクリーニングアウトとする。

*1 重大事故等発生時において、燃料油貯蔵タンクの燃料油を空冷式非常用発電装置等に移送するためのポンプ
NUCIA
13740M

処理結果

安全評価：プラント状況に異常はなく、環境への放射能の影響もない。
原因（経緯）：①燃料装荷開始までに完了させることになっていない燃料移送ポンプ点検の作業工程を工事所管課が策定。工程会議において、是正されないまま、定期検査工程が決定された。
是正されなかった原因：同点検が別の社内会議に付議されており、改めて確認する必要がないと思い込んだため。
再発防止対策：①制限外作業期間の妥当性確認を工程会
議の項目として明確化する。②工事所管課に対しては、制限外作業期間を決定する際には、定期検査工程を確認し、整合性の取れた作業工程を作成することを徹底するよう周知する。

43

番号

件名

国内 2023-43 予備変圧器トリッ
プに伴う運転上の制限の逸脱および復帰

NUCIA
13742M

概要

補足情報

処理結果

2023-12-23 13:44、定期点検中の 3 号機において、「77 安全評価：プラントの状態に問題はなく、環境への放射能の
入手日
INES
基準
kV 受電保護リレー動作」警報が発信し、予備変圧器のしゃ 影響はない。
－⑤
2024-01-17
断器が開放し、予備変圧器を経由した外部からの受電がしゃ断器開放原因：送電線の一部で停電が発生し、過大な 本件は、送電線の異常による保護リレーのできない状態となったため、13:45 に保安規定の運転上の電流など送電線の異常から予備変圧器を保護するために 動作で、予備変圧器のしゃ断器が開放し、制限（LCO）を満足していない状態にあると判断した。その働く安全装置が動作したため。
保安規定の LCO を満足しない状態になっ後、送電線が復旧して予備変圧器に異常がないことを確た事例である。約 40 分後に送電線が復旧認したことから、14:23 にしゃ断器を投入し、14:28 に LCO
して、LCO を満足する状態に復帰した。安を満足する状態に復帰した。
全上の影響はないことから、上記の基準にて、スクリーニングアウトとする。

ユニット：
美浜発電所 3 号
発生日：
2023-12-23
報告状態：最終更新日：
2024-01-17

参考図 美浜原子力発電所の送電線保護https://www.da.nra.go.jp/file/N
R000076150/000154821.pdf

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