資料４８－４

スクリーニング結果（案）2023-11-08
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

1

0

0

0

0

0

0

1

GL
U.S. NRC Generic Letters

0

0

0

0

0

0

0

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

0

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

1

0

0

0

0

1

0

2

0

13

3

2

3

0

0

21

0

6

2

0

0

0

0

8

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
その他

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

0

0

0

1

0

5

0

0

5

0

0

10
⑤

0

0

0

0

0

0

0

0

0

1

1

0

0

0

0

2
⑥

計

2

25

7

2

8

1

1

0

45

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

概要

補足情報

処理結果

独立使用済み燃料貯蔵施設（ISFSI）：米国には高レベル放OIG C20-012 独立使用済み燃 特別検査の理由
入手日
INES
基準
料貯蔵施設の射性廃棄物の永久処分場がないため、認可取得者は－③
2023-08-10• NRC の ISFSI 検査プログラム強化チームの要員から懸NRC リージョン
ISFSI と呼ばれる乾式キャスク貯蔵施設を建設してきた。そ念が表明されたため。その懸念は、核物質安全・保障措
本件は、米国NRCのリージョンIIにおい
II 検査に対するれは、使用済み燃料の中間貯蔵用に設計・建設されてい置室（NMSS）から転送されたもので、「リージョン II によ特別調査る。ISFSI は、貯蔵容器台、貯蔵容器、移送装置、貯蔵キャ て、独立使用済み燃料貯蔵施設（ISFSI）でる ISFSI 検査が不適切に、権限なしで行われている」とスクから構成される。ISFSI に関係する構造物、系統、機器 の繰り返し使用済燃料装荷（反復バッチ）にいうものであった。
（SSC）は安全関連<safety related>ではないが、安全上重 対する駐在検査官による規制検査が不適• とりわけ、リージョン II は NRC 検査方針を順守しておら切であったことの申告に応じた OIG 特別検要<important to safety>として分類される。
ず、運転原子炉の検査資格は持つが、ISFSI 検査プロ
査報告である。ISFSI 及びその検査資格とグラム下での資格を持たない駐在検査官に ISFSI 検査
も、米国特有であることから、上記の基準にを実施させているというものであった。
てスクリーニングアウトとする。
発行日• さらに、認可取得者が乾式貯蔵キャスクに使用済み燃料
2023-02-21
ただし、米国の ISFSI 検査方針やその検査を装荷する際に、リージョン II は NRC 検査手順の要件
資格や規制検査に対する監査方法等、国からも逸脱したと訴えている。
内検査の将来検討の参考になる情報が含• OIG は、議会やその他の利害関係者からも ISFSI に関まれることから、本件を検査 G 内で情報共する懸念を受け取っている。
有する。
OIG 特別検査による指摘事項• リージョン II は、ISFSI 検査資格のない駐在検査官に使用済み燃料装荷反復バッチを検査する権限を与え、NR
図 原子力発電所の貯蔵容器台上の乾式貯蔵キャスク
C 検査方針から逸脱した。さらに、2018 年と 2019 年のデータによると、リージョン II の駐在検査官は合計で、適 NRC リージョン II：NRC には 4 つのリージョンオフィスがあ用検査手順書にある想定 ISFSI 検査時間数の約 20％ り、そのリージョン内にある原子力発電所（NPP）を監督す
しか費やしていない。充てられた検査時間から、リージョ る。米国南東部を所轄するリージョン II には、ISFSI を有すン II は、手順書にある検査要件を完遂していないことは る 16 の NPP がある。
明らかである。
• リージョン II は、認可取得者による規制要件適合性を適 NRC 検査：事業者による使用済み燃料装荷の第一バッチ
切評価する機会を逸した可能性がある。例えば、2021 においては、装荷前のリハーサル中に、NRC は手順の実
年 1 月から 2022 年 12 月にかけて、リージョン II は有 施を含むリスク上重要となる観点で検査する。その後は、事資格検査官を活用し、適用検査手順の全要件にしたが 業者は使用済み燃料装荷を繰り返す（反復バッチ）が、それうようになったが、この期間の検査で多数の違反や不適 には、使用済燃料プール（SFP）からの使用済み燃料取り合を特定した。それらは、もっと前に特定されていた可能 出し、貯蔵キャスクの準備、キャスクの ISFSI への移送及び 10CFR72.48「変更、検査と試験」で要求されるあらゆる性がある。
変更の解析の実施といった措置が含まれる。NRC 検査官
結論
は、こうした反復バッチも見るが、通常は第一バッチほど詳• ISFSI に関して喫緊の安全懸念は特定されなかったが、 しく見ない。
リージョン II が NRC 検査方針から逸脱した結果、2012 反復バッチに対する NRC 検査方針（IMC2690）：検査は、年から 2020 年にかけた反復バッチにおいて、かなり多 認定 ISFSI 検査官によって実施されなければならない。そくのキャスクが十分な NRC 検査（長期保管及び回収可 の認定要件は、IMC1246 付録 B3「ISFSI 検査官の訓練要
能性の観点）を受けなかったし、今もまだ受けていないこ 件及び認定登録簿」に記載されている。NMSS が管理するとを OIG は指摘する。
これらの要件は、ISFSI 検査官資格取得のための最小訓練を定めている。しかし、当該 IMC の 03.05 は、ISFSI 検査官の暫定資格認定を認めており、「全要件完了前にNMSS 要員が単独で特定分野の活動を実施するための認定」を定義している。

3

ISFSI を有する原子炉サイト
ISFSI を計画する原子炉サイト
特別許可 ISFSI（原子炉サイト内外）（特別許可を計画するサイトはない）
ISFSI 計画のない原子炉サイト
ISFSI を有する州の数

参考図 米国 ISFSI の場所
https://www.nrc.gov/reading-rm/basicref/glossary/independent-spent-fuelstorage-installation-isfsi.html

参考図 米国 NRC のリージョン
https://www.nrc.gov/images/readingrm/doc-collections/maps/nrc-regionstext.pngｖ

番号

件名

概要

補足情報

EGR 点検：2018-10-27 に、事業者予防保全点検で 1 号機
入手日
INES
基準
の EGR は問題なしと報告。手順書によると、もし、内部腐－②
2023-08-29
食や湿分が少しでも確認されたら、CR に落とさないといけ
本件は、米国NRCによる白検査指摘事項ない。一般産業ガイダンスは EGR 交換を推奨。2023-0105、事業者は 2018 年点検時の写真を発見し、それには、 に関わる検査報告書である。BWR プラントにおける HPCI 運転不能事象に対して、事
金属表面から EGR 内部全体に広がるオレンジ色の変色
指摘事項：事業者は、高圧注水系（HPCI）の電気的調速（腐食と湿分混入の跡）が見られた。つまり、内部腐食と湿 業者に横断的要素「評価」に係る規制違反
機油圧制御装置（EGR）とその遠隔サーボ部品に関する品
分混入を 2018 年に見ていたにも関わらず、その事実が報 があった。2018 年の点検時に不良を観測
質に悪影響を与える状態の検知と是正に失敗しており、こしながら適切に CR に落としていなかった
告されることがなかった。
れは 10CFR50 付則 B の基準 XVI「是正措置」に対する等が挙げられている。事業者による保全管
明白な違反である。この結果、2022-07-12 に 1 号機
一般産業ガイダンス：2021 年 12 月、EPRI は TTUG 会議 理に明白な課題があったことから、上記のHPCI が運転不能となった。特に事業者は、2018-10-27
でテリータービン内の湿分限度が 0.5 から 0.05%に変更さ 基準にてスクリーニングアウトとする。
IR2023091 白指摘事項の最 の EGR の予防保全内部点検において、劣化状態の検知 れたこと（ガイダンス）を公開した。事業者は 2021 年に、
ただし、白指摘に至った NRC 検査過程及259
終重要度決定と に失敗した。その時に見つけたさびと湿分を手順書にした HPCI の制御油中の湿分が 0.05%を超えたことを把握したがって報告すべきだったし、CR に落とすべきだった。
が、TTUG による限度変更は知らされていなかったと述べ び横断的要素「評価」の適用は、国内規制(EA-22-122) 違反通知とフォ検査の参考になることから、検査官会議等
ローアップレター 事象：2022-07-12、HPCI の四半期サーベランス試験中、 た。しかし、NRC 検査官は、事業者の HPCI エンジニア
が、先の TTUG 会議に出席したことを示す報告書を発見。 の場を利用して、検査 G と情報共有する。
手順にしたがって補助油ポンプを動作させた後、調速弁がその報告書には、湿分限度のことは直接書かれていない
開かなかったので試験を中断し、HPCI 運転不能を宣言。
が、調速機潤滑油と EPRI ガイダンスについて考察するこ
事業者分析の結果、HPCI 制御油内に混入した許容量をとを要求していた。
超える湿分による腐食により、調速弁を制御する EGR とサーボが固着したことを特定した。
是正処置：HPCI の EGR を交換。2 号機と 3 号機のグラン
LER259駆動装置腐食に HPCI の潤滑油及び制御油系統に湿分が混入すると、ポ ドシール配管のウォークダウンを実施し、HPCI 及び RCIC
/202200200 よる高圧注水系 ンプを介して系統中に行きわたる。EGR がタービン軸受け （3 号機）を点検した。
の運転不能
潤滑油系統を共用している場合、油中の湿分レベルは最 パフォーマンス劣化：該当。EGR と関連部品の品質劣化の小限に抑える必要がある。0.04～0.05%を上回る湿分レベ 検知と是正に失敗しているが、その失敗は合理的に予測可
ルでは、油の流れ及び混合が停止すると、油中に遊離水 能であり、予防する措置を講ずることが可能であった。
が形成され、この水により腐食が起き得る、実験研究でスクリーニング：軽微を超える。緩和系の機器性能（可用は、金属表面に遊離水が接触すると 3 日程で腐食が観察
性、信頼性、能力）に関わる。特に、1 号機 HPCI の設計基された。
準機能の発揮に関わる。
配管構成：2013-03-29 に、HPCI のグランドシールリーク
重要度：予備的白（低から並の間）。
オフ配管を下向きにするよう作業指示書が出た。グランド
ΔCDF：4.75E-6～5.65E-6、ΔLERF：2.41E-7。
シールの最終段圧力を、リークオフラインを介して抜くた
劣化状態の継続期間：48 日（前回のサーベランス試験合格め。指示書には、背圧が高すぎると、リークし、潤滑油水混日（2022-04-13）から本事象発生日まで）入の共通要因となると示された。2019-02-25、リークオフ
配管に丘越えがあると凝縮水で配管が閉塞し、部品劣化 横断的要素：評価。事業者は、2018 年の EGR 点検で見つが急進し得るため、その作業指示を是正優先度高に分類 かった状態も、2021 年の TTUG 会議における状態監視のすることが提案された。が、作業指示書は古いと言う理由 変更も、それらに伴う安全重要度も評価が不十分。
で、優先度低に分類。2021 年には、HPCI グランドシール
違反通知
リークオフ配管の湿分悪化（上昇）傾向が見られ、テリー
タービンユーザーグループ（TTUG）が更新した状態監視基 違反：①10CFR50 付則 B の基準 XVI「是正措置」、②TVA
赤点線枠 内は掲載許可 準では、0.05%超の湿分確認時には、油系全体を洗浄・フ 手順書「原子力 QAP の劣化状態に対する是正措置」、③
ラッシングし、EGR を交換するとなっていた。
TVA 手順書「ブランズフェリーの是正措置」、④ブランズフェ
IR2023090
259+260

検査報告書と予 事業者：Tennessee Valley Authority（TVA）
備的白指摘事項 プラント：米国ブランズフェリー1 号（BWR-4、1133 MWe）と明白な違反
検査期間：2023-01-01～02-01
件名：2022-07-12 の HPCI 運転不能
監視領域：緩和系、重要度：予備的白、横断的要素：評価

処理結果

を得ていないので公開できません。

リーサイト手順書「HPCI タービン予防保全」等。
最終重要度：白

4

番号

件名

IN2023-01

高エネルギー
アーク損傷の運
転経験と分析から得られるリスクに関する知見

概要

補足情報

処理結果

目的：高エネルギーアーク損傷（HEAF）に関する国内外運 HEAF PRA の新手法の改善点：①最近の運転経験を用い
INES
基準
転経験を共有すること。LIC-504「緊急事態に対するリスク て HEAF 発生頻度と消火失敗確率を変更、②非相分離バ－⑥
2023-04-07
情報を用いた統合意思決定プロセス改訂 5」を用いて、運 スダクトと低・中圧開閉器に対する ZOI を変更、③HEAF
本件は、米国では、HEAF
は一般課題プロ
転経験から得られた定性及び定量リスクに関する知見に 損傷防止手段としての HEAF ZOI における電気トレイ防火
ついて考察する。NRC と EPRI が共同開発した PRA 手 システム（ERFBS）の考慮、④電気故障解消時間に従った グラムからはずれ、リスク情報を活用し、EPRI と連携したアプローチを用いて取り組法の可用性についても情報提供する。IN2017-04「アルミ HEAF 損傷程度の評価能力。
むこととなったことと、HEAF のリスク情報に材を含む電気機器における HEAF」を超えるような運転経
2 基のリファレンスプラントに対する新火災 PRA 評価から 関する知見等を通知するものである。規制
験に係る課題への取り組みについても情報提供する。
得られた知見：①新手法では、故障解消時間を考慮し、より 庁においても、NRC とも協働して HEAF に
背景：HEAF 問題は一般課題プログラム（GIP）にそぐわな 現実的に HEAF 損傷をモデル化しているので、ZOI 及び関 取り組んでいる。
いと判断し（2021 年）、NRC は 2 方向アプローチをとるこ 連リスクが、NUREG/CR-6850 と比較して増減する。解消ととした：①LIC-504 プロセスを開始して、利用できる最良 時間が長いプラントでは、ZOI が大きくなり HEAF リスクが 参考：https://warp.da.ndl.go.jp/info:ndljp/p情報を用いて HEAF 問題を閉じるため、リスク情報を活用 増大する。②新手法では ZOI の起点が移動する。非相分 id/12348280/www.nra.go.jp/data/000260
したオプションを開発、図書化する。②EPRI と連携して、 離バスダクトの外表面に ZOI の起点が移動すると、HEAF 611.pdf
一連の HEAF データ、ツールと手法を完成させる。
損傷ゾーン内の被影響機器を追加することとなる。③新手EPRI 報告「HEAF 防止に関する重要保守
法を開閉器に適用すると、垂直方向 ZOI は NUREG と比運転経験：NRC スタッフが特定したリスク情報が得られ、H知見」から抜粋（https://www.epri.com/#/p較して小さくなる。新手法では、NUREG では扱っていな
EAF リスクに寄与するコンポーネント特定に資する 4 情
ages/product/000000003002015459/）
かった筐体そば（直上と前面）の HEAF 火災損傷を予測で報：①ASP ダッシュボード、②EPRI 報告（参照：処理結果
きる。この領域に被影響機器があると、リスクが増加し得
産業界情報の分析によると、HEAF 事象の中段）、③NRC 報告「1986-2001 年の NPP 火災の原因とる。④新手法では、従来 NUREG と違って、ERFBS がバス 64%は防止可能で、不十分な保守が原因なった開閉器（4.16-13.8 kV）及びバスダクトの電気故
ダクトや開閉器の HEAF ZOI 内にあるケーブルの損傷防 だった。有効な保守の例：①日常予防保全障」。④2 基のリファレンスプラントにおける火災事象
止を考慮し、リスク低減を期待し得る。⑤上記の影響によや分解点検を含む定期的な遮断器保守（特（*1、*2）PRA。
り、リスクは従来手法と比較して、高くも低くもなり得、プラン に、UAT 遮断器及びバスと遮断器の接NRC スタッフが得たリスク情報に関する知見：①リスク管 ト仕様によって大きく異なる。
点）、②高速母線切替えに係る遮断器のタ理の観点から、HEAF 防止に焦点を当てるのが重要であ
イミング試験、③ボルト締結部のバスダクト
本 IN の意味合い：リスク情報に関する知見は、原子力施設
るが、爆発、発煙、イオン化ガス発生及び運転員操作ミス
目視検査、トルクチェック、増し締め、④バの許認可基準を満たすために使用される火災 PRA とは関による後続影響が大きいため、後続影響に備え、緩和する
スダクト接続部の接続抵抗測定、⑤保護リ
係なく、幅広く適用可能。10CFR50 の下では、火災 PRAことも重要。②SBO につながるような HEAF（例：2001 馬
レーの定期較正及び検査と電気・機能試の開発は求められていないが、自発的にリスク情報を活用
鞍山*3）は、優先電源または待機電源等からの母線また験、⑥ケーブル端子と絶縁体の定期的目視したプログラムを採用している事業者は、その NRC 承認を
は開閉器で発生する可能性が高いので、その発生確率を検査、⑦ケーブル端子とスプライスの定期得るために火災 PRA を開発した。そうした事業者は、かれ最小にすることが HEAF リスクの低減及び多重化バスの的赤外線サーモグラフィ、⑧絶縁劣化監視
らの PRA に as built、as operated, as maintained のプラ損傷と SBO リスクの低減に寄与する。③主発電機から安のためのタンデルタ試験、⑨定格 8 kV 以
ント状態を反映し続けることが要求される。なお、本 IN の記
全系母線を隔離する遮断器の保守が重要。それが故障す
上のケーブルの定期的な部分放電試験、
載事項は、事業者による措置を求めるものではない。
ると、HEAF 継続時間が長くなる。運転経験から、それらの⑩低周波高圧試験の定期的実施
遮断器は自動電源切替時に故障しやすい。④高電流のた リスク情報を活用した取り組みの例：①10CFR50.48(c)*2 事象：6.9.kV 電源系統の故障で原子炉め給電遮断器の HEAF 損傷範囲が大きく、適切な操作が (NFPA805)「火災防護パフォーマンスベース基準」、②
電気故障を隔離するのに必要であることから、給電遮断器 RITS-4b「リスク管理にもとづく技術仕様書」、完了時間、③ スクラム、タービントリップ。非相分離バスダの保守が特に重要。⑤火災 PRA でのフルスコープ HEAF RITS-5b「事業者のサーベランス頻度管理プログラム」、④ クトが損壊、火災損傷に至る。
シナリオをモデル化することで、プラントリスクに影響するコ 10CFR50.69「NPP の SCC のリスク情報を活用した分類」*3 2001 馬鞍山 SBO 事象：嵐（潮）によりンポーネントの特定が容易になる。⑥SBO に至る HEAF
外電喪失。外電復旧時に 4.16 kV 遮断器
が最大のリスクであり、10CFR50.155「設計基準事象を越のブッシングが損傷し、EDG-A/B が起動しえた緩和」の設計想定外事象の緩和に採用された設計及*1 事象：グリッド擾乱で主発電機保護作動。高速切替え失 たが、安全母線 A/B の故障リレー作動によび運転変更の利用が HEAF リスク低減に寄与し得る。
敗し、主発電機は UAT を介して SUT と並列。過電流保護 り SBO となった（2 時間 8 分）。TD-AFW
により UAR 遮断器トリップ、位相ずれにより遮断器故障。 により、原子炉は安全停止状態を維持。
主発電機と SUT の並列を防ぐインターロックがなかった。

5

番号

件名

IN2023-02R1 固定式測定器のシャッターが閉位置で固着した場
合の報告

概要

補足情報

目的：副産物質（U、Pu の濃縮物質（特殊核物質）の生産の過程もしくは照射によって放射化されたもの。特殊核物質を除く）を内蔵する固定式測定器を使用する事業者に対して、シャッターが閉位置固着した場合の報告要件を通知すること。

固定式測定器とは、測定場所に恒久的に設置された線源（RI）を用いた計測器。主な用途は、厚み、密度、充填度測
定。線源側のシャッターが開いたときに、反対側の放射線測定器で物体を透過する放射線を測定する。

NRC が受けた質問：固定式測定器のシャッターが閉位置で固着した場合は、10CFR30.50(b)(2)に従って 24 時間
報告しなくてはいけないかどうか。
10CFR30.50(b)(2): 以下の 3 条件を満たす場合、機器が動作不能もしくは設計どおり機能しなければ、報告することが要求される：①その機器は、規制または許可条件により、規制限度を超える放出を防止する、もしくは、規制限度を超える被ばくを防止する、もしくは、事故の影響を軽減するために必要とされているものである。②その機器は、無効または不作動の場合でも、使用・動作可能である必要がある。③必要な安全機能を果たす使用・動作可能な冗長機器がない。
考察：シャッターが閉位置で固着した固定式計測器は、線量を低く保つ上で必要とされる安全機能を有する。
10CFR20, 30, 31, 34, 39, 40 および 70 の報告義務に関する考慮項目は、①装置の設計または使用に問題がある
ことと、②発生源の再遮蔽を妨げる問題があること。閉位置で固着した固定式計測器は、そのうちの 1 つしか満たさない。また、10CFR21「欠陥および不適合の報告書」も、欠陥が安全上の実ハザードの原因となる可能性がある状態と定義しているため、適用されない。
結論：固定式計測器のシャッターが閉位置で固着した場合
は、報告対象事象ではない。

6

処理結果
入手日

INES

基準

－
①
2023-03-23
本件は、副産物質使用施設を対象とした報告要件に係る通知である。右上の基準によって、スクリーニングアウトとする。

番号

件名

概要

RIS2022-03 非執行機関との 宛先：NRC 認可取得／申請者、適合証明保有者、協定州「管理された非機 放射線管理プログラム責任者、州リエゾン担当者及び部
密情報（CUI）」共 族。
有協定策定のた
意図：①慎重に扱うべき非機密非安全保障情報（SUNSI
めの NRC 計画と呼ばれる。）に関するプログラムを廃止し、CUI プログラ
ムを 2023 年秋頃に実施するという NRC 計画を通知すること。②非執行機関（宛先にある機関等）と CUI 共有する
前に、それらの機関と公式 CUI 共有協定を結ぶという
NRC 計画を議論すること。

補足情報

NIST SP 800-171 に適合しない非執行機関には、NRC は
入手日
INES
基準
「閲覧のみ」モードで CUI 共有する意向である。この「閲覧－①2022-12-16
のみ」モードでは、CUI を非連邦情報システムに保存するこ
本件は、非執行機関との「管理された非機となく、電子的に CUI を閲覧できるし、不注意に CUI を保存することを抑止できる。ただし、特定の CUI を非執行機関 密情報（CUI）」共有協定策定のためのが保存するための既存要件が存在するなら、または非執行 NRC 計画の情報通知である。原子力施設の運転経験情報ではないことから、上記の機関の情報システム上に NIST SP 800-171 とは異なる
CUI 管理要件が既に存在するなら、NRC はそれらの要件 基準でスクリーニングアウトとする。
に適合する方法で CUI を提供する。
ただし、本情報は NRC 検査報告書の扱い
この「閲覧のみ」モードは、NRC スタッフが CUI を含む文書 に関わることから、検査グループ内で共有
ドラフトを特定の利害関係者と共同作業する場合に影響を する。

背景：①大統領令 13556（2010 年）により、CUI を扱うための執行機関全体にわたってオープンで統一されたプログ
与える可能性があるが、NRC スタッフはこのような影響をラムを策定することとなった。2016 年に CUI 規則
最小限に抑えるよう努める。協定締結者はまた、「閲覧の（32CFR）が発効。NRC は、SECY-18-0035 にて、従来のみ」に制限された電子的アクセスの代わりに、CUI 文書のSUNSI 保護プログラムを CUI プログラムに置き換えること
ハードコピーの提供を NRC に要求できる。
を表明。CUI 規則は、直接的には非執行機関に課されていないが、執行機関が非執行機関と公式協定を結ぶことを NRC の CUI 共有協定が最終化され、活用可能になれば、要求している。②NRC は、2021 年に 11 月に CUI 見解
NRC スタッフは各署名者の反応と CUI 受信方法の好みを書、同年 12 月に NRC 統括指令（MD 12.6）を発行し、分析する予定。
CUI 方針を提示。並行して、NRC は公開会合を実施した。
NRC と公式 CUI 共有協定を締結していない非執行機関に
概要
CUI を配布することが NRC の使命上必要な場合、32CFRNRC の CUI 分類の大別
2002. 16(a)(5)(ii)「正式な協定を結んでいない CUI の共32CFR 2002.16(a)(5)(i)に基づき、NRC 機関は、いかな
CUI 基本分類：緊急時管理計有」にしたがって、NRC は相手先と次の連絡をする必要が画、個人情報、商業機密情報、 る形式（ハードコピーまたは電子的）であれ、非執行機関と ある：①米国政府は、大統領令 13556 及び国立公文書記
情報システムの脆弱性情報など CUI を共有しようとする場合、それが適切であるならば、公 録管理局（NARA）の CUI 登記簿に従って CUI を保護する
式 CUI 共有協定を締結しなければならない。その協定は、ことを非執行機関に強く奨励する、②CUI がさらに第三者に
CUI 特定分類：輸出管理情報、 NRC が相手先と共有する CUI の保護管理、アクセス管理
配布される場合にも、それらの保護要件への適合が求めら
国際的な合意書、原子力テロ対 及び配布管理を規定する。ただし、相手先が自ら作る情報れる。NARA ウェブサイト：https://www.archives.gov/cui
策情報、SGI などを規定するものではない。
しかし、NRC が協定を結んでいない機関と、「閲覧のみ」以NRC は 2023 年夏を目標に、相手先と公式 CUI 共有協
外のモードで CUI を電子的に共有するような緊急事態が発
CUI を含む図書の例
定の締結を開始する予定。公式協定が結ばれ、NRC が生する可能性がある。NRC の使命を達成するため、または• 認可取得者、申請者、協定州、 CUI に移行すると、NRC は非執行機関にハードコピーま 法的もしくは規制要件または政府全体方針の遵守のため
原子力供給業者、米国国立研 たは電子で CUI を配布する。NRC との情報共有協定へ に、「閲覧のみ」以外のモードでの電子的共有が必要と特定究所、国際機関と共有される非 の署名は任意であるが、そうすることで相手先と継続的な される場合もある。
CUI 共有が容易になる。
公開情報• 許認可申請関連：許認可変更 32CFR 2002.14(h)(2)を満たすため、NRC は CUI 共有協 スケジュールを含め、CUI 共有協定の最終化に向けて、宛要求、トピカルレポート、救済要 定に、CUI 機密性保護するための情報セキュリティに関す 先機関との追加の NRC 公開会合が予定されている。NRCの CUI ウェブサイト（https://www.nrc.gov/reading求・許認可更新、追加情報要る米国国立標準技術研究所基準（NIST SP 800-171）を
rm/cui.html）では、NRC の CUI 移行計画に関する追加情求、ドラフトガイダンス
規定する意向である。NIST SP 800-171 適合者は、NRC報を提供している。NRC の CUI 公開ウェブサイトには、• NRC 作成報告書から受け取った CUI をその非連邦情報システムにダウン
CUI に関する詳細情報を求める NRC 利害関係者向けの• 無修正 UFSAR
ロードまたは印刷できるようになる。
FAQ も掲載されている。
• 検査報告書• 事業者財務情報• 原子炉運転員の試験記録、質問、医療記録など
定義：管理された非機密情報（CUI）とは、米国政府が定めた情報区分であり、米国各政府機関が取り扱う安全保障及び原子
力情報のうち、機密指定には至らないが適切に管理すべき情報
のこと。

処理結果

7

NRC 公開会合資料（2022-06-02）抜粋（ML22145A550）

番号

件名

概要

補足情報

IRS9123

処理結果
入手日

INES

基準

2023-02-200②

本件は、海外原子力発電所にて起動過程
で復水器真空度が高まる前に、真空度低信号により、タービントリップし、安全保護系が作動した事例である。安全上有意な実問題はない。原因は、真空保護リレーの誤操作。根本原因は手順書が不明確なこと。当該事業者による運転管理に課題があることから、右上の基準にてスクリーニングアウトとする。

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8

番号

件名

概要

補足情報

2022-04-14 09:28、米国ノースアナ 1 号機（PWR、948
MWe、定格運転中）にて制御棒動作定期試験中、出力領域中性子束減少率高により自動原子炉トリップした。その時、制御棒バンク選択スイッチの操作中で、停止バンク B
グループ 2（SBB-2）の制御棒が挿入された。トリップ後、タービンドレン弁（モータ駆動弁：MOV）が開閉を繰り返したので、関連の遮断器を開いて、開状態とした。

処理結果

追加是正措置：①制御棒制御系に係る摩耗を低減し、シス
入手日
基準
INES
テム信頼性を向上させる観点で、制御棒動作定期試験の2023-02-20－⑤
頻度を低減するための評価を行う。②タービンドレン弁が繰り返し開閉動作した原因であるリレーの機械的固着を検討 本件は、定格運転中の米国 PWR において、制御棒動作試験中に自動原子炉停止するための作業指示が発行され、作業と試験は完了した。
した事例である。原因は、制御棒制御系の③中間領域中性子束検出器は、補償電圧が再調整されカード故障によるフェイルセーフで、制御棒た。
が落下挿入されたため。カード故障の原因
安全評価：本事象による重大な安全上の影響はない。
は未特定。当該国では軽微な事象として取（参考）り扱われていることから、右上の基準により出力領域中性子束減少率高の原因：SBB-2 の制御棒がスクリーニングアウトとする。ただし、原因等
LER338/2022001R00（本 IRS と同じ）に記載の原因：
LER338/制御棒動作試験 落下挿入したため。
Westinghouse 社のテストによると、制御棒挿入落下原因 について有意な情報更新があれば、再調
2022001R01 中の自動原子炉 制御棒挿入原因：Westinghouse 社（当該制御棒制御装
は、ロジックキャビネット内の I/O 用 AC 増幅カード（A813） 査・分析を行う。また、本件は、故障箇所はトリップ
置供給者）のテストによると、ロジックキャビネット（制御棒 の故障で、SBB-2 制御棒の保持コイルへの電流が不足し 異なるが、制御棒制御系のフェイルセーフ
制御回路が収納されている盤）内の I/O 用 AC アンプカー たため。A813 の故障で、SBB-2 制御棒の保持コイルに電 機能で制御棒が落下挿入した挙動は、高浜ド（A813）の故障で SBB-2 制御棒の制御系への電流が不 流が流れなかった。その結果、可動ラッチコイルのみが発電所 4 号で発生した出力領域中性子束足したため。A813 の故障で、SBB-2 の保持ラッチと可動 SBB-2 制御棒の保持を担うこととなった。制御バンク選択 急減による原子炉自動停止（2023-01-30）
ラッチコイルの両方に、同時にゼロ電流指令（*1）が出力さ スイッチを回すと、既に低下している可動コイルの電流が、 と類似である。
れた。結果として、両コイルの制御棒保持用電流が低下。 選択した SBB-2 と従前に選択した CBB-2 の間で分配ささらなる故障により多重化警報が出て、選択した SBB-2 と れ、その結果、可動コイルに最小電流が流れることとなり、従前に選択した制御バンク B グループ 2（CBB-2）の間で SBB-2 の制御棒が落下した。
低減電流が分配され、その結果、可動ラッチコイルに最小電流が流れることとなり、（ファイルセーフによりラッチが開いて、）SBB-2 の制御棒が落下した。さらなるテストが行われ、A813 アンプカードの故障原因となったサブコンポーネントを特定する予定である。
IRS9124*1 電流指令は、フル、低減またはゼロのいずれか。
類似事象：1996-08-27、同 1 号機（定格運転中）での制御棒動作試験において、制御棒を制御バンク B（CBB）に挿入開始したとき、高中性子束原子炉トリップ信号により自動原子炉トリップした。CBB の複数の制御棒が挿入。原因は、制御棒駆動系の入・出力アイソレーションアンプカードの故障、すなわち、故障により CBB グループ 2 にフル制
御棒保持電流指令が出なかったためである。
是正措置：故障した入・出力アイソレーションアンプカード
及びトラブルシューティング中に特定された他のカードを全部交換。

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9

番号

件名

概要

2022-02-05 03:43、米国オコニー2 号機（PWR、848
MWe、定格運転中）において、全 4 台の原子炉冷却材ポンプ（RCP）の電源が喪失し、原子炉保護系（RPS）により自動原子炉トリップ。RCP 停止状態なので、圧力調整のために加圧器スプレイが使用できないので、原子炉冷却材
系（RCS）の圧力が一時的に加圧器逃し弁（2RC-67）の設
定点まで上昇した。また、統合制御系（ICS）により、主給水（MFW）が貫流型蒸気発生器の非常用給水リングに、設計通り切り替えられ、MFW が西貫通室（WPR）にある非常用給水配管を通って流れた。しかし、非常用給水配管の外面塗料（2001 年塗布）は、MFW 温度（400°F（204ºC）
LER270/
原子炉冷却材ポ以上）級ではないため、大量に発煙し、火災検知器が動作
2022001R00 ンプの電源喪失
し（03:47）、異常事象宣言が出された（03:57）。オンサイト
による自動原子消防隊は、本件は非火災と判断し、異常事象宣言は
炉トリップ
08:11 に解除。2 号機の再起動までに、関連する塗料は全部剥がされた。

補足情報

処理結果

IRS9125

IIR270/2022001

非常用給水
ノズル

給水注水口

安全評価：原子炉トリップ直後、2 号機主排気筒放射線モ
ニタの指示が一瞬増加したが、現場確認により放射能放出なしと判断された。指示値増加原因は、検出器電源が一時的に停止したため。非常用炉心冷却系やその他の安全
オコニー原子力 システムの作動はなく、運転員の異常時対応にも問題はな
発電所統合検査 かった。公衆衛生・安全への影響はない。
報告書
RCP 電源喪失原因：RCP の 6.9 kV 常用電源の不足電圧リレーに給電する計器用変圧器（PT）回路のヒューズの機械的故障。それにより、PT のライン側が停電状態となり、不足電圧リレーが動作し、常用電源系の遮断器（2TA2 と 2TB-5）が開放したので、6.9 kV 開閉装置（2TA と2TB）が停電した。
非常用給水配管の不適切塗料の原因：設計管理是正措置：6.9 kV の電圧検出回路におけるヒューズ自体を改善する。もしくは、電圧検出回路設計を改善する。
検査指摘事項：該当、明らかな緑（通知なし）

参考図 B&W 社貫流型蒸気発生器断面図
https://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/students/foreducators/04.pdf

違反規則：10CFR50 付則 B、基準 III「設計管理」

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10

入手日

INES

基準

2023-02-20－②

本件は、定格運転中の米国 PWR において、常用電源喪失により RCP 全台が停止
し自動原子炉トリップした後、火災感知器が作動し緊急事象宣言が出された事例である。公衆衛生・安全への影響はない。常用
電源喪失原因は、当該電源系統の PT の
ヒューズ故障により、不足電圧リレー（保護回路）が作動したため。火災感知器作動原
因は、非常用給水系の配管外側塗料から発煙したためで火災ではない。発煙原因
は、塗料の使用温度上限が非常用給水系の冷却材温度より低かったため。不足電圧
リレーが作動したのは、当該プラント固有の設計による。塗料は事業者の設計管理に課題があった。以上のことから、右上の基準によりスクリーニングアウトとする。

番号

件名

概要

補足情報

IRS9126

処理結果
入手日

INES

基準

2023-02-20－②

本件は、海外原子力発電所にて、非安全系
ポンプモータで地絡が発生したが、地絡保護用のプログラマブル多機能保護リレー（P-MPR）が動作しなかった事例である。遅れて、過負荷保護リレーが作動し、ポンプは停止した。地絡原因は、モータ巻線の絶縁体損傷。P-MPR リレー不作動原因は、構成ミス。構成ミス原因は、試運転試験プログ
ラムの間違いにより、構成を適切と判定したため。この間違いは、複数の同型 P-MPRの不作動・誤動作により潜在的に安全機能の共通要因故障をもたらし得た。根本原因
は、試験プログラムは他プラントの仕様に基づき、当該プラントの仕様を考慮していな
かったこと。また、定期試験プログラムも間違った試運転試験プログラムに基づいていたので、定期試験でも構成エラーを検知できなかった。当該事業者による施工管理及び保守・試験管理に課題があることから、右上の基準にてスクリーニングアウトとする。
ただし、本件の潜在的共通要因故障に関して更新情報が得られた場合には、再スク
リーニング調査・分析を行う。

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11

番号

件名

概要

補足情報

IRS9127

処理結果
入手日

INES

基準

2023-02-21－②

本件は、運転中の海外原子力発電所にて、原子炉建屋のポンプ室内で一次冷却材のピンホール漏えいが発生し、手動原子炉トリップした事例である。漏えい箇所は、ECCS 注入ラインにつながる小口径配管の分岐接続継手の溶接接続部。原因は分岐接続継手溶接部の内側と ECCS 配管外表面の間にくぼみがあり、そこにクラッドが堆積したことによる孔食。配管接続工事の際に ECCS ラインに開けた穴径が小さすぎた。根本原因は工事管理・品質管理が不適切だったこと。当該事業者によるマネジメン
トに課題があることから、右上の基準にてス
クリーニングアウトとする。

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12

番号

件名

概要

補足情報

IRS9128

処理結果
入手日

INES

基準

2023-02-21－②

本件は、停止中の海外原子力発電所にて、ケーブルトレイの耐火ラッピングに、防火壁機能を喪失するような損傷が複数見つかったことの報告である。水平展開で、他のプラントでも同様の損傷が見つかった。原因は、問題となるケーブルトレイが床面にあり、作業員が踏みつけたため。物理的防護や注意標識もなかった。ラッピングの防火壁機
能や踏みつけにより機能喪失し得ることも認知されていなかった。当該国の事業者による火災防護管理、施工管理、保守作業管理に課題があることから、右上の基準にてスクリーニングアウトとする。
規制検査官会議等を利用して、本件を検査官と共有する。

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13

番号

件名

概要

補足情報

IRS9129

処理結果
入手日

INES

基準

2023-02-21－②

本件は、停止中の海外原子力発電所における液体浸透探傷試験の作業員の 1 人が、作業完了後に、管理区域出口の汚染モニタで、年間法定限度線量の 1/4 を超える汚染が検出されたことの報告である。直ちに除染された。原因は、防護衣の不適切着衣及び確認不足。事業者の放射線防護管理に課題があったことから、右上の基準にてスクリーニングアウトとする。

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14

番号

件名

概要

補足情報

IRS9130R1

処理結果
入手日

INES

基準

2023-03-03－②④

本件は、運転中の海外原子力発電所において、発電機変圧器が故障し、タービント
リップ、原子炉トリップするとともに、故障した変圧器で火災が発生し、流出した絶縁油の一部が海岸に達した事例である。油の環境への流出以外に、重大な安全・環境への影響はない。変圧器故障の原因は、タップチェンジャー部分の絶縁破壊。根本原因は未特定だが、運転経験を活用せず、故障箇所付近の放電痕等異常があったにも関わらず対処しなかったことが寄与因子。油流出
原因は、消火水と油からなる廃液が、当該プラントの処理能力を超えたため。消火に当たって、廃液の処理能力に対する考慮が不足していた。国内原子力施設では通常、油混入リスクのある排水は、油分離槽を経由して排水処理されたのち、海へ放水される。それとは別に、敷地内の雨水等は雨水排水槽を介して、海へ放水されるが、本件のように油混入が懸念される場合は、放水ゲートを閉めて、環境への油流出を防ぐ対策をとっている。当該事業者の変圧器に対する保守管理及び消火活動管理に課題があった以上のことから、右上の基準にてスク
リーニングアウトとする。
なお、消火活動管理に関する運転経験情報はまれであることから、検査官会議等の場を利用して、本情報を検査官と共有する。

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15

番号

件名

概要

補足情報

IRS9131

処理結果
入手日

INES

基準

2023-03-03－④

本件は、運転中の海外原子力発電所（原子炉 2 基）において、暴風を伴う悪天候時に、1 基がタービン発電機トリップ後自動原子炉
トリップし、もう 1 基を翌日手動原子炉トリッ
プさせた事例である。トリップ後の冷却に問題はなかった。発電機トリップの原因は、変電所の送電線が悪天候によりフラッシュ
オーバーしたため。もう 1 基の手動トリップ
は、自動トリップのリスクがあったので、保守的に行った。寄与因子は、当該変電所で採用している送電線碍子洗浄システムが、今回の悪天候による汚れ程度に対応していなかったこと。恒久停止まで 1 年を切っているため、抜本的対策もとっていない。国内原子力発電所においては、台風・塩害対策が取られていることから、右上の基準にてスク
リーニングアウトとする。

参考図 碍子洗浄装置の例
https://www.ngk.co.jp/product/searchbusiness/insulator/

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16

番号

件名

概要

補足情報

IRS9132

処理結果
入手日

INES

基準

2023-03-03－②

本件は、高温停止中の海外原子力発電所
において、技術仕様書上、全引き抜きされていなければならない安全棒が 1 本炉心に挿入され、その状態のまま技術仕様書で許容されない制御棒交換を行った技術仕様書
不適合事例である。安全上の実影響はない。なお、当該原子炉では、原子炉安全停
止中は安全棒と呼ばれる制御棒の一種
は、全数引き抜き状態であることが求められる。安全棒が挿入された原因は、制御設備の部品の経年劣化。根本原因は、経年劣化管理が不十分だったから。制御棒交換を行った原因は、安全棒挿入を認識していなかったから。根本原因は、運転員の注意
力散漫。作業環境、要員リソース管理にも課題があった。事業者のマネジメントに課題があることから、右上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

処理結果

LER237/2014-002-02
2021-10-16 04:28、米国ドレスデン 3 号機（BWR、879
入手日
基準
INES
「主変圧器損傷による原子炉スクラム」事象概要
MWe、定格運転中）の主変圧器の故障により自動原子炉
2023-02-20－③
保護系が動作、全ての制御棒は完全に挿入された。原子2014-04-12、米国ドレスデン 2 号機（BWR、850 MWe、定 本件は、定格運転中の米国 BWR におい
炉スクラムに引き続き、全システムが期待通りに動作した。
格運転中）の主変圧器（4 年 5 カ月間使用）が警報も伴わ て、主変圧器故障により自動原子炉スクラ
主変圧器故障は地絡によるものであるが、起因となるよう ず故障し、原子炉スクラムした。主変圧器故障により、ター ムした事例である。発電所や公共の安全になプラント／送電系事象はなかった。また、故障の前兆と ビントリップ、原子炉トリップして、全制御棒が挿入された。 影響はなく、安全機能の喪失はない。原因なる変圧器故障を示す警報もなかった。さらに、事象の 2 全システムが期待通りに動作した。
は、変圧器高圧部分のブッシングの予期せ時間前に実施された変圧器油サンプルのガス分析でも、ぬ突発性壊滅故障。当該ブッシングの偶発安全評価：本事象の安全上の重要性は低い。
劣化傾向はなかった。
故障と考えらえることから、右上の基準によ
故障直接原因：低圧リード線 A 相から、高圧コイル A 相に りスクリーニングアウトとする。
LER249/主変圧器の故障 見たところ、主変圧器の A 相の高圧ブッシング、避雷器、 至る放電。
2021001R01 による原子炉ス コントロールキャビネットが壊滅的な損傷を受けていた。補助系や変圧器の機器は、多様な損傷を受けていた。保護 最も確からしい根本原因：製造プロセスにおけると思われる
クラム
された区画の火災が 60 分未満で消火されなかったため、 複数の絶縁に関する課題の組み合せ。複数個所で絶縁ワ異常事態が宣言されたが、07:09 に解除。
ニスが剥落しており、また下部の健全性を維持している絶縁紙のワニスに複数の機械的な擦り傷を特定した。さらに、
安全評価：発電所や公共の安全に影響はなく、安全機能
このような擦り傷が存在した個所の一つは炭化しており、この喪失もなかった。
れは変圧器動作中にストランド（より線）間の部分放電によ
主変圧器情報：シーメンス社製、モデル：ELINり形成された可能性がある。このような痕跡は、健全だった
SN：1731659、タイプ：TDQ-A27D9K-99
別の相の同一箇所にはなかった。したがって、絶縁に関わる複数の課題の組み合わせによって発生したと推定した。
事象の原因：主変圧器高圧部分に使用された油浸紙ブッ
シングの予期せぬ突発性壊滅故障。この結論は、Trench 是正措置：①当該主変圧器を、別の製造社による異なる設
Condenser Oil Transformer 社の ANSI 高圧油浸紙ブッ 計のものと交換。②絶縁部位の健全性確保のため、構造検
シング（COTA HV OIP）に関する故障経験の分析を含む 査及び配線の取扱い/据付け検査に関する重要ステップを確実に実施するように変圧器製造時の監視を強化する。③
種々の分析にもとづく。
製造プロセスにおける重要検査を確実に行うため、手順類
従前の発生事象：当該発電所におけるもっとも最近の変圧を改訂する。検査計画では、電力事業者もしくはその代理
器気象は、2014 年 4 月のもの（LER237/2014-002-02）。
者による検査のためのホールドポイントを特定する。
この時、2 号機の主変圧器は内部故障により故障したが、参考図 Trench Condenser Oil
最も可能性の高い原因は、絶縁に係る課題の組み合わせ 主変圧器情報：シーメンス社製、モデル：ELIN
Transformer 社の油浸紙ブッシングの例と考えられた。この事象により、主タービンがトリップし、原 SN：1731658、タイプ：TDQ-A27D9K-99（本件のものではない）
子炉がスクラムした。変圧器は、異なる設計製造者のもの
https://trench-group.com/wpと交換された。
content/uploads/2022/08/PS-Bushing_是正措置：①故障変圧器を、異なる設計・製造業者のもの
2022-web-version.pdfと交換。②故障したブッシング（COTA HV OIP）は使用／
購入しない。③主変圧器と所内変圧器、予備変圧器の制御キャビネットの電源を即時に遮断する方法を開発する。
IRS9133

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。

これらの是正措置は、通電回路の故障による変圧器制御
キャビネット内の火災による再放電に対処するものであ
る。

18

番号

件名

概要

補足情報

処理結果

*1 OLMCPR は、想定運転過渡時でも燃料損傷が発生し
入手日
基準
INES
ない（99.9%の燃料棒が沸騰遷移を避けられる）ための制
2023-03-27－③
限値である。OLMCPR を計算 MCPR で割ったものが
MFLCPR であり、<1.000 ならば COLR は TS3.2.2 を満足 本件は、米国 BWR/6 プラントにおける運転することになる。>1.000 ならば、2 時間以内に MFLCPR を 記録のレビュによって、技術仕様書の最小
背景：GEH 社が 2021-04-19 に発行した SC21-04R0
戻さなければならない。さもなくば、熱出力を次の 4 時間以 限界出力（MCPR）に係る要件を満足しない「BWR/6 の炉心支持板直行ビーム箇所の燃料支持金具
期間があったことが判明した事例である。そ内に 21.6%未満に低下させる必要がある。
の側面オリフィス（SEO）における準安定流」は、ある炉心の期間に、安全性に影響するような事象は状態で周期的に形成される流動様式を特定した。この状態
SC21-04R1（ML21109A337）から抜粋
発生していない。原因は、MCPR 等を評価
では、燃料集合体バイパス流が炉心監視システムで正確する炉心監視システムのソフトウェアに誤り
BWR/6の炉心支持板下の格子構造（直交ビーム）に対すにモデル化されていない。この状態は、BWR/6 の炉心支があったため。ただし、その誤りは 2021 年
LER461/
炉心監視システ 持板の 2 体のビームに隣接する燃料集合体の位置で発生 る SEO の向きにより上流側流路が異なるため、SEO の入 になって判明したものである。本件は、国内口圧損が異なる。これらの違いが SEO の流動様式に影響
2021001R00 ムソフトウェアの する。この位置は、1 号機の場合では、燃料集合体の約対象プラントでは問題ないことが既に示されモデリングの誤り 25％で見られる。この状態は、TS3.2.2「最小限界出力比 を与え、準安定圧損が発生し得る。なお、ABWR の一部も ている（下記）ことから、右上の基準によりス
BWR/6と類似の直行ビームを持つが、SEO付近の設計やによる技術仕様 （MCPR）」に影響するので、当該発電所では、規定 2021クリーニングアウトとする。
書禁止状態の発 04「制限限界出力比最大部分（MFLCPR）管理」を発行し、 オリフィス径が異なり、ABWR には当てはまらない。
生
炉心大で熱的制約を掛けることとした（*1）。
BWR/6 の SEO の入口圧損の流路依存は既知問題で昔 原子力規制庁被規制者等との面談概要・資2021-06-17 発行の R1 では、ガイダンスを追加し、R0 を から取り組まれてきた。2020 年に IRM/SRM の位置では 料（令和 3 年 08 月 18 日）「BWR クロス
明確化した。炉心大の MFLCPR に掛けていた従前のペナ 入口流路が制限されていることの影響を、炉心監視データ ビームプラントの燃料支持金具オリフィス圧
ルティ（0.05）に、プラント特有の条件で計算したものに変 バンクに組み込んだ（ML20176A432）。直交ビーム位置に 損に関する資料提出」
https://www2.nra.go.jp/data/000362453.pdf
更、それは炉心出力、流量と機器停止状態で異なる。
おける下部プレナム内の流動様式のランダムな挙動がSEO の圧損を増加させ得る。米国 BWR/6 では、これらのR1 を用いて運転履歴を見直した結果、2019-05-25 と2019-06-22～08-03 の間に、TS3.2.2 の不適合期間を特 位置での SEO 圧損は、潜在的に現行設計基準の約 1.9倍と評価されたたが、その発生頻度は不明。直交ビーム位定。MFLCPR が 6 時間以上 1.0 を超えていた。
置での準安定損失による MCPR への影響は 0.01 より大安全評価：運転履歴をレビュした結果、この期間に安全限 きくなるが、これは計算値の丸めや不確かさより大きい。
界 MCPR（SLMCPR）に到達し得る制限過渡事象（バイパ
スなしのタービントリップ、給水制御失敗による全開等）は 推奨措置：GNF 社製炉心監視システムを使用するプラント
では、監視システムにペナルティ付き OLMCPR を入れる
発生していない。よって、SLMCPR と運転限界 MCPR
（OLMCPR）のマージンは、R0 でも R1 評価でも十分であ べき。例えば、問題の位置での MFLCPR 限度を 0.95 としる。公衆又は従事者の健康及び安全に影響を及ぼすこと て、MCPR が確実に OLMCPR よりも大きくなるようにする。むろん、これを炉心大に適用してもよい（保守的）。
もなかった。
IRS9134

2021-07-20、米国クリントン 1 号機（BWR、1062 MWe、
98%出力運転中）において炉心監視システムソフトウェアのモデリングの誤りにより、技術仕様書（TS）によって禁止された状態に複数回入ったことがあることがわかった。

事象の原因：R1 に記載の通り、一部の燃料集合体位置では、SEO 損失係数が過小評価され、炉心監視ソフトウェア
で MCPR マージンが過大評価され得るため。この過大評
価は、炉心支持板の直行ビームにおける核計装支持構造に係る流路制限をもともと考慮していなかったため。その原
因は、原子炉供給業者の昔の設計計算ミスである。

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。

是正措置：①現行 MFLCPR が推奨値内であることを確認。②R0/R1 の推奨を守る規定を発行。③炉心運転制限
図書（COLR）等を改訂。④炉心監視システムを更新。

図 直交ビームで囲まれたセルと SEO、IRM/SRM の位置
参考図 国内 BWR プラントの炉心支持板と燃料支持金具の例

19

番号

件名

概要

補足情報

処理結果

2021-10-15 01:33、米国サウステキサス 2 号機（PWR、 ハンドスイッチ情報：産業界で広く使用され、当該発電所で
入手日
基準
INES
1280 MWe、定格運転中）において、蓄圧タンク 2B 充てん も多数使われている GE 社 SBM ロータリスイッチ。ほとん
2023-03-27－②のため、高圧安全注入（HHSI）ポンプ 2B を起動したが、 どが、制御室の制御盤もしくは配電システムの開閉装置で
HHSI ポンプ室ファン（VAH-005）と格納容器サンプ隔離弁 使用。高い信頼性で堅牢な設計。しかし、本件から、まれに 本件は、運転中の米国 PWR プラントにお区画ファン（VAH-013）は、期待と異なり自動起動しなかっ リレーの作動を妨げるような高い接触抵抗を示す可能性が いて、蓄圧タンク充填作業時に、ECCS とた。HHSI ポンプ 2B 室の空気取扱いユニット（AHU、VAH- ある。NRC 特別検査報告書（ML21321A365）によると、米 CS の運転不能時間が技術仕様書の許容005 と 013）が起動しないので、B 系の非常用炉心冷却系 国デービスベッセ原子力発電所で SBM スイッチが作動し 除外時間を超えた事例である。原因は、（ECCS）及び格納容器スプレイ（CS）系は、動作不能と宣 なかったことがあり、原因はスイッチの接点に汚れがあり、 ECCS と CS の動作に要するファンが自動言された。13:19 に B 系ハンドスイッチ（SI ポンプ室と CS 電流が妨げられていたこと。汚れは予防保全活動が行われ 起動しなかったため。起動失敗原因は、それらのサブシステムのスイッチが故障してポンプ室を冷却するファンを動かすために操作される）が ていないことが原因と判明した。
いたため。故障原因は、当該スイッチの予固着し、修理が必要なことを確認。スイッチは 2021-10-05
LER499/非常用炉心冷却防保全が不十分だったこと。事業者によるに VAH-005 を停止させたときに壊れたと推定された。よっ2021002R01 系及び格納容器
予防保全管理に課題があったことから、右て、2021-10-15 23:18 にスイッチ交換されるまで、熱除去
スプレイ系運転上の基準によりスクリーニングアウトとすの安全機能が不能だった。これは、ECCS と CS の技術仕不能による技術る。
様書（TS）の措置の許容除外時間（7 日間）を超えている。
仕様書禁止状態
安全評価：B 系ハンドスイッチの故障中は、VAH-005 と
参考図 GE 社モデル SBM ロータリスイッチの例
013 は工学的安全施設（ESF）作動信号によって、起動さ
https://www.gegridsolutions.com/multilin/catalog/sbm.htm
れ得なかったはず。VAH-005 は、室温高でも起動し得なかった。VAH-013 は弁室で室温高が検知されるので起動 追加情報：本件では、燃料取扱い建屋（FHB）の換気空調し得、重要冷凍水による熱除去設計能力を果たせたはず。 （HVAC）系の B 系補助クーラー部の故障も関係していた。
ただし、B 系 SI と CS の FHB HVAC 補助クーラーへの依B 系の SI ポンプ室及び CS ポンプ室の内容積、排気サブ 存性は、事業者により承認された設計の想定影響の一つでシステムによる外気冷却、VAH-013 の室温高での起動を あり、他のシステムは直接影響を受けない。
考慮すると、LHSI ポンプ 2B、HHSI ポンプ 2B 及び CS ポ
ンプ 2B の各モータは継続作動可能だったはず。よって、B 背景：FHB の HVAC 系は、FHB 内にあるシステム、コン系ハンドスイッチの故障は、プラントの安全性を有意に損な ポーネントのオペラビリティを確保するために要する環境条
件を維持するものである。通常運転中、給気サブシステム
うことはなかったはずである。
はフィルター介して外気を建物に供給する。非ファン自動起動失敗原因：ハンドスイッチの固着またはス
安全系の冷凍水サブシステムによって給水される冷却コイ
イッチ内の接触抵抗が高かった。なお、故障したスイッチ
は、詳細分析を行うことなく廃棄。交換前に操作したところ ルは、建物を設計雰囲気温度内に維持する冷却能力を有
当該ハンドスイッチは動作したので、一時的な故障だった する。同様に、電気加熱コイルは、外気加熱能力を有する。
ESF が作動すると、給気サブシステムが停止され、緊急空可能性もある。スイッチはスプリングで、自然に中央（AUTO）に戻るので、何かなければ閉から開位置に動くこ 気逃がしダンパーが開き、外気が建物内に流入し続けるとはない。よって事業者は、2021-10-05 に VAH-005 を止 （安全関連排気サブシステム）。排気サブシステムは、ポン
プ室内の戻り空気レジスタと排気換気ダクトを介して空気をめた時に、スイッチが中央に戻る際に故障したと結論。
取り込み、プラントの主排気筒を通って排出する。FHB
是正措置：①故障したハンドスイッチを交換。②予防保全 HVAC は、ECCS 及び CS システムに必要なサポート シ
で手動スイッチを 5～6 回捻回させて潜在的な固着有無を ステムである。
確認し、劣化が確認された場合は交換（産業界標準）。予期しない故障後、さらなる分析のために取り外した機器を保管するよう、プロセスを変更。③プラント内の他のハンド
赤点線枠 内は国際機関 スイッチ調査で異常がなかったことから、予防保全頻度を
468 週から 234 週に変更する案を中止した。
IRS9135との取り決めにより公開できません。

20

番号

件名

概要

補足情報

2021-10-03、米国 ANO-2 号機（PWR、988 MWe、燃料交換停止中）の原子炉容器上蓋の供用期間中検査（ISI）
において超音波探傷検査（UT）で、米国機械学会（ASME）
ボイラー及び圧力容器コード要件の下では許容できない指示が検出された。欠陥位置は上蓋の制御棒駆動装置（CEDM）ノズル 46 の面接合部。翌日、この欠陥指示はASME コードケース N-729-6 に定義された許容基準に不適合と判定された。この欠陥指示は、一次冷却水応力腐
食割れ（PWSCC）と判断された。ノズル 46 の UT 及びベアメタル検査（BMV）では、CEDM の J 形グルーブ溶接部
上の上蓋を貫通するリークパスも上蓋外表面上のほう素LER368/ASME セクション
堆積物も確認されなかった。これは、上蓋への一次冷却系
2021002R00 XI では許容でき（RCS）漏えいに至る J 形グルーブ溶接の 3 重点にまでない一次冷却系
は、亀裂が進展していないことを示している。
の材料欠陥
安全評価：一般公衆の安全、原子力・放射性安全に影響はない。欠陥サイズは小さく、クリティカルな亀裂に至るま
でには相当なマージンがある。なお、N-729-6 要件に従った事業者の上蓋検査プログラムは、安全性に影響するような PWSCC 劣化事象を阻止できる。米産業界による材料
信頼性プログラム（MRP110）は、周方向亀裂がクリティカ
ルサイズ（典型的には 330 度）に達するまでの時間余裕があるので、ノズルが外れるまでのマージンは大きいと証明している。さらに、定期的な（燃料交換停止ごとの）上蓋表面の BMV によって、重大な低炭素鋼材料の減耗を阻止で
きる。

処理結果

IRS9136

上蓋

欠陥

是正措置：①ハーフノズル補修を実施。欠陥を含むノズルの下部を機械加工で取り除き、その後、ノズルの残りの部分を上蓋に溶接して新しい圧力境界を形成した。②新しい溶接部で交換用の下部ノズルも取り付けられ、そこにガイドコーンが再び取り付けられた。③ノズル 46 に対して、N729-6 で要求され、追加情報要求応答（ML21312A017）に記載されている検査（溶接後 UT）を実施した。

上端 3 重点52 合金接

下端
3 重点
下部取替え
ノズル

下部ノズル除去後
下部ノズル取替え溶接後
図 ハーフノズル補修（ML21309A007）

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。
21

INES

基準

2023-03-27－④

本件は、米国 PWR プラントの上蓋 ISI に
おいて、ノズルに ASME の許容できない欠陥指示が見つかった事例である。同 ASMEに基づいて、補修された。安全裕度は高く、欠陥指示上端 安全性への実影響はない。欠陥原因はインコネル 600 合金の PWSCC。米国では既欠陥指示下端 知問題で、ASME に検査方法と補修方法が規定されている。国内 PWR では 1 基を除いて対策済みの上蓋に交換され、残り 1基も交換が予定されていることから、右上の基準によりスクリーニングアウトとする。

図 欠陥指示の位置（ML21309A007）

欠陥の原因：PWSCC 感受性のあるインコネル 600 合金
材で作られているため。

入手日

番号

件名

IRS9137

LER323/
定期サーベイラ
2021001R00 ンス中に確認された低周波数による EDG 運転
不能判定

概要
2021-07-21、米国ディアブロキャニオン 2 号機（PWR、1188 MWe、定格運転中）の非常用ディーゼル発電機（EDG2-3）の定期サーベイランス試験で、モードスイッチ
AUTO 位置（EDG が 4 kV 母線に給電（負荷）する構成）にして、模擬不足電圧（UV）信号で EDG を起動、周波数
表示は 58.90 Hz（速度：880 rpm）であった。サーベイラン
ス試験手順（及び技術仕様書 TS3.8.1）では、調整前の起動時の周波数は 59.5～60.5Hz でなくてはいけないので、
EDG 2−3 を手動モードにして、周波数と速度を規定の範囲に調整し、全ての許容基準を満足して試験を完了した
が、自動 UV 起動後の周波数（58.90 Hz）により、EDG2-3
は運転不能と宣言された。この不適合状態は、2021-0630（従前の試験合格日）から 2021-07-22（運転可能状態復旧日）まで継続していたとみなされた。なお、手動運転には影響なかった。

補足情報

速度設定
調整つま
み

安全評価：この事象による安全影響はない。一般公衆及びプラント職員の健康及び安全にも影響はない。その後の評価で、EDG2-3 及び 4 kV と 480 V 母線から給電される機器は、その安全機能を果たすことができたことが示された。
低周波数原因：保守後試験が不適切だったため。保守作
業に引き続く EDG ガバナの設定後に周波数再確認の必要性が、試験手順に十分考慮されていなかった。

参考図 電気式ガバナ油圧アクチュエータの例（ML11229A130）

是正措置：2021-07-22、ガバナ設定を修正し、EDG は運転可能状態に復帰。当該発電所の是正措置プログラムに従って、再発防止のためのフォローアップ措置が管理される。

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。
22

処理結果
入手日

INES

基準

2023-03-27－②

本件は、米国原子力発電所おいて、1 台のEDG が、技術仕様書要件不満足のため、
約 1 月間運転不能だったとみなされた事例である。安全機能は果たせた。原因は、当該 EDG の保守後にガバナの設定を適切に戻さなかったため。試験手順書にも課題があった。事業者の保守管理や試験手順管理に課題があったことから、右上の基準によりスクリーニングアウトとする。

番号

件名

IRS9138

概要

補足情報

2021-09-25 03:41、米国ナインマイルポイント 1 号機
（BWR、613 MWe、定格運転中）の中央制御室にて、無停
電電源系（UPS 162A）につながる原子炉保護系（RPS）の計装母線#11 の停電と復電と同時に、複数の警報を受信した。これにより、ハーフスクラム、原子炉水浄化系（RWCU）隔離及び#11 と#12 非常用復水器（EC）隔離が発生。EC 系が運転不能とみなされ、関連する技術仕様書（TS）の運転上の制限条件に入った。母線切替えを行い、両 EC は運転制限状態から 04:29 に復旧した（48 分間動
作不能）。

処理結果
INES

基準

2023-03-27－⑤

本件は、定格運転中の米国 BWR プラントにおいて、両非常用復水器が自動隔離され、復旧までの 48 分間運転不能とみなされた事例である。安全上の実影響はない。
自動隔離原因は、RPS の UPS の基板故障で、非常用復水器の偽隔離信号が出たため。当該基板の偶発故障と考えられることと、安全上の実影響がないことから、右上の基準により、スクリーニングアウトとする。

復水器

LER220/
UPS の喪失によ 安全評価：本事象による安全上の実影響はなかった。EC
2021002R00 る両非常用復水 の隔離信号はバイパス可能（手動解除可能）。本事象の安器の隔離全上の重要性は低く、公衆及び従事者の健康・安全への脅威もない。なお、2 号機への影響もなかった。

入手日

蒸気隔離弁

EC 自動隔離の原因：計装母線の電圧過渡に伴う偽隔離動作。
偽隔離動作の原因：ベンダーと協議し、UPS の周波数発振器の基板（X2）と同期装置の基板（X5）を同時交換し、UPS 162A を再起動したところ、周波数と電圧は安定した。UPS 162A 復旧後の出力は数日間監視され、その後異常が認められなかった。よって、UPS 162A の基板 X2と X5 の故障が原因と特定した。
事象発生時の措置：①RPS 計装母線#11 を計装母線
130A に切替え。②EC#11 を当日 04:20 に、#12 を 04:29に待機状態に復旧。③UPS 162B を用いて RPS 計装母線#11 を復旧。
再発防止：X2 と X5 を交換。
類似事象：（LER 2016-002-00）2016-07-28 23:57、定格
運転中の米国ナインマイルポイント 1 号機において、UPS
162B の喪失により、RPS 母線#11 が停電、EC#11 と#12が隔離するとともに、ハーフスクラム、ハーフ隔離信号が出た。EC#11 は翌日 00:41 に、EC#12 は 00:45 に復旧。原
因は、UPS のコンデンサーの故障と電源切替え（バイパス）設定点が低すぎたこと。是正措置：コンデンサを高規格のものと交換。低電圧バイパス電源切替え設定点を調整。

蒸気隔離弁

RPS A 系

RPS B 系

ナインマイルポイント 1 号機非常用復水器系統数は 2、1 系統あたり 2 基の復水器を有する。
参考図 シングルトレイン非常用復水器の簡素化概念図
https://nrcoe.inl.gov/publicdocs/SystemStudies/icsystem-description.pdf

A 系または B 系のどちらかが True となれ
ば、ハーフスクラム。両系とも True になれば、フルスクラムと呼ぶ。
参考図 1-out-of-2-twice ロジックの RPS
トリップシステムの例（ML11258A345）

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

IRS9139

LER370/
非常用 AC 電源
2021001R00 と補助給水系の
作動

概要

補足情報

2021-09-13 00:11、米国マクガイヤ 2 号機（PWR, 1158 DG 負荷シーケンサ：DG や補助変圧器に瞬間的に過負荷
MWe、燃料交換停止中）の B 系列工学的安全施設起動 を与えないように、必要な停電（BO）負荷や安全注入（SI）
系（ESFAS）の定期試験において、安全注入系（SI）単独 負荷を所定の順序で通電する機能。DG 負荷シーケンサに動作試験中、非常用ディーゼル発電機（2B DG）は SI 信 は 3 つの動作モードがある。①BO と同時の SI、②単独
号により起動したが、4160 V の非常用母線（2ETB）は外 SI、③単独 BO。BO と同時の SI 及び単独 SI の場合、DG電から給電されていたため、2ETB へ給電しない状態で、 負荷シーケンサの BO ロジックは、不用意な作動を防ぐた
2B DG の負荷シーケンサのリセット中に、停電（BO）ロジッ めに、ブロックしておく必要がある。
クが誤って作動し、2ETB の開閉装置が開放して負荷も遮原因分析で判明した過去の類似事象：2021-09-12、BO と断されたが、2B DG の遮断器が投入され、2B 電動補助給
SI の同時試験実施中に、BO ロジックが誤動作していたこ
水（AFW）ポンプを含む BO 負荷が適切な順番で接続されとが判明した。22:16 頃、2ETB の受電遮断器はすでに開た。その後、外電から 2ETB への給電が復旧し、手順によいており、2ETB は 2B DG から受電していた。しかし、2B
り、2B DG と 2B 電動 AFW ポンプが隔離された。
DG の負荷シーケンサがリセットされると、タービン駆動
安全評価：B 系列の ESFAS は供用除外されていたので、 AFW 蒸気供給弁（2SA-48ABC と 2SA-49AB）が開いた。
プラントへの実影響はなかった。実際に SI 事象が発生し これは、BO ロジックが誤って作動したことを示している。
たとしても、負荷シーケンサが設計どおりに動作する。運転員がシーケンサをリセットした場合は、シーケンサは安全
母線を隔離し、BO 関連負荷を掛けたに違いない。緊急時
手順に従い、機器を制御するためシーケンサの電源を切り、運転員は SI 関連負荷を手動で投入したはず。本事象のリスクへの影響は低く（ΔCDF で 1E-6 未満）、公衆又は運転員への健康及び安全への影響はない。
BO ロジック誤作動の原因：負荷シーケンサ回路内の設計
マージンに関わる隠れた設計ミス。具体的には、SI ブロッ
クのリセットと BO 回路のリセットとの間のマージンが約 5
ms しかないこと。2 号機は 2020 年春の燃料交換停止中に、D87 タイマー（Cutler-Hammer 製）を同等品（Curtiss‐
Wright 製）に交換した。旧タイマーは入出力間に遅延はなかったが、新タイマーは約 15 ms の遅延があった。設計
マージンの不足とタイマーの遅延特性により、BO と SI が同時もしくは単独 SI 時に、シーケンサのリセット中に BOロジックが誤起動し得る。

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。

処理結果

是正措置：リセットリレーEB(RRB)からの接点を BO 回路に直接追加し、設計マージン問題を解消し、タイマーのピックアップ時間（入出力遅延）に依存しないように設計変更した。すなわち、負荷シーケンサのリセットボタンを押したときに、BO ロジックを満足しないように、接点開のための直接回路を提供することで、リセット時のリレー競争をなくしている。この改造は、2A と 2B DG の負荷シーケンサに施した。1 号機にも適用予定だが、それまでは代償措置として、
シーケンサのリセットボタンを押す代わりに、負荷シーケン
サの制御電源遮断器をオンオフする。

入手日

INES

基準

2023-03-27－②

本件は、燃料交換停止中の米国 PWR プラ
ントにおいて、SI の単独動作試験（外電喪失なし）中に、安全母線の電源が外電から
EDG に切り替わり、電動 AFW ポンプが動作した事象である。SI は試験のため供用除外されていたので、プラントへの実影響はない。原因は、停電（BO）ロジック回路の誤動作。誤動作原因は、2020 年に交換した BO
回路のタイマーの特性が回路設計と不整合だったため。設計管理及び調達管理に課題があることから、右上の基準により、スクリーニングアウトとする。

信号
㋑

シーケ
ンス

リセット信号信号

起動㋐

参考図 BO シーケンスのロジック回路（LER 本文からの推測図）
前日（2021-09-12）の BO と同時の SI 試験時に DG 負荷シーケンスをリセットしたが、本来先に動くはずの①タイマーが動かず㋐保持回路が TRUE のまま、②タイマーが動いて㋑保持回路をリセッ
ト、すなわち SI 信号をキャンセルした結果、BO ロジックが成立し、BO シーケンスが実行されたと考えられる。
翌日（2021-09-13）の単独 SI 試験時に DG 負荷シーケンスをリセットしたが、本来先に動くはずの①タイマーが動かず㋐保持回路はリセットされず TRUE のまま、②タイマーが動いて、㋑保持回路をリセット、すなわち SI 信号をキャンセルした結果、BO ロジックが成立し、BO シーケンスが実行されたと考えられる。

24

番号

件名

IRS9140

LER461/
技術仕様書で禁2021002R02 止されている中性子源領域モニター動作不能状
態での炉心変更概要

補足情報2021-10-03 9：50 ごろ、米国クリントン 1 号機（BWR、1062 MWe、燃料交換停止中）にて、中性子源領域モニター（SRM-A）が運転不能状態時に、燃料集合体が炉心北西象限の座標位置 07-44 に移動されたことが判明した。また、同象限内座標 21-36 に別の燃料集合体が移され、燃料取扱い装置の掴み具から解放されていない状態であった。この状態を受け、技術仕様書（TS）の措置①「制御棒挿入以外の炉心変更作業を直ちに停止」し、②「1 体以上の燃料集合体を含むセルに、挿入可能な全制御棒を直ちに完全挿入した。

処理結果
入手日

INES

基準

2023-04-07－②

本件は、燃料交換停止中の米国 BWR プラ
ントにおいて、SRM 動作不良状態時に炉心変更を行った事例である。技術仕様書の違反であるが、安全性への実影響はなかった。事業者の運転管理に課題があったことから右上の基準により、スクリーニングアウ
トとする。

安全評価： この状態は TS によって禁止されている状態に該当する。発電所手順にしたがい、炉心の停止余裕を評価し、この集合体移動は、北西象限 1/4 炉心内の燃料
シャッフルとして事前に解析されたシーケンスに包絡されることが判明した。よって、公衆及び従事者に対する健康、安全への影響はない。安全系の機能喪失にも当たらない。
根本原因：燃料交換運転主任が、SRM-A が動作不能状態であることを知らなかったため。シフト交代手順書に、燃料移動を開始する前に、SRM の状態を制御室に問い合わせるステップが含まれていなかった。
寄与因子：①燃料移動シートの注釈に燃料移動に関する
具体的なガイダンスがない、②手続き主導の作業慣行及び SRM 動作不能状態時の炉心変更に係る事象が最近ないため、現場作業が業界のベストプラクティスから外れてしまった。
是正措置：①シフト交代手順書を改訂し、燃料移動開始前に、燃料交換運転主任が SRM の状態を制御室に聞くス
テップを追加。②保守要員及び原子炉技師に対する保守前研修として、保守作業意思決定に関するケーススタディの提示。③本件を含めて、燃料移動シート作成に関する訓
練を原子炉技師向けに実施。④炉心変更のための原子力発電所及びその業界界標準に沿った最適方法のレビュー。

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。
25

番号

件名

概要

補足情報

IRS9141

処理結果
入手日

INES

基準

2023-03-27－②

本件は、建設中の海外原子力発電所において、据え付けた設備の保守・保全状態にリスクが特定された事例である。原子力安全への実影響はない。原因として、①保守保全要求事項が不明確、②事業者と請負業者の責任所掌が不明瞭、③原子力安全の理解不足が挙げられている。いずれも事業者のマネジメントに課題があることから、右上の基準にてスクリーニングアウトとする。
なお、本件には、再稼働準備が進められている国内原子力施設においても、設備の保守・保全状態に影響する事業者のマネジメ
ント状況を再確認する上でのポイントが含まれることから、検査官会議等の場を利用
して情報共有する。

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。
26

番号

件名

IRS9142

LER382/ハリケーン・アイ
2021002R00 ダによる外部電
源喪失

概要

補足情報

2021-08-29 18:04、米国ウォーターフォード 3 号機
（PWR、1168 MWe、温態停止中）は外部電源喪失を経験した。これにより、A 及び B 系列の非常用ディーゼル発電機（EDG）が自動起動し、安全母線に給電。運転員は非常用給水（EFW）ポンプ A を起動して、蒸気発生器（SG）に給水した。以下は、主要時系列。

処理結果
入手日

INES

基準

2023-03-27－⑤

本件は、米国原子力発電所がハリケーンによる外部電源喪失を経験したことの報告である。発電所の手順にしたがい、外部電源喪失する前に原子炉を手動停止状態にするなど準備を行った。系統及び機器は設計通り動作し、安全への影響はない。右上の基準にてスクリーニングアウトとする。

08-26、セントチャールズパリッシュにハリケーン注意報が出たので、3 号機は「悪天候と洪水」手順に入った。
08-27、当地にハリケーン警報発令。3 号機準備継続。
08-28、国立気象局の予測（ハリケーンが 3 号機に到達）に従い、プラント停止を判断。
08-29 08:13、プラント停止を開始し、10:31 にモード 3（温態停止）到達。13:20 に両大気ダンプ弁（ADV）を手動操作してクールダウン開始、17:28 にモード 4 到達。
08-29 18:04、外部電源喪失（LOOP）。両原子炉冷却材（RCS）ポンプ、使用済燃料プール冷却ポンプ、補助給水ポンプが、電源喪失。A 及び B 系列 EDG が自動起動し、クラス 1E 安全母線に給電。緊急時作業手順に入った。
RCS 温度が上昇し、18:06 に炉心出口温度が 350ºF（177ºC）を超過したのでモード 3 入りを宣言。RCS 温度を下げるため、ADV を手動調節。
08-29 18:12、3 号機は外電喪失異常事態を宣言。18:27に RCS 降温のため ADV 操作。18:37 に原子炉停止時冷却系（SDC）を運転するためラインアップ。18:47 に RCS
温度が 350ºF（177ºC）を下回り、モード 4 に戻る。19:00に、A 系列 EFW ポンプを起動。19:33 に A 系列 SDC 作
動、22:11 に B 系列 SDC 作動。
08-29 23:38、モード 5（冷温停止）に到達。RCS 温度は200ºF（93ºC）以下。
08-31 23:30、外部電源復旧。23:45 に異常事態解除。
安全評価：ハリケーンの影響を受けた時、開閉所は設計通りに動作し、送電系統を切り離した。プラントは外電喪失に備えて原子炉停止しモード 4。両 EDG は自動起動し、設計通りに安全母線に給電。安全に有意な影響はなく、公衆の安全、原子力安全、産業安全、または放射線安全への影響はなかった。
外電喪失原因：強風、大雨、局地的な洪水により、外部電
源の両系統が損傷したため。
是正措置：本事象は設計基準外事象ではなく、系統及び機赤点線枠 内は国際機関 器は設計どおりに動作。特別な是正措置は不要。
との取り決めにより公開できません。

参考図 ハリケーン・アイダの進路
https://www.weather.gov/lch/2021Ida

27

番号

件名

概要

補足情報

IRS9143

処理結果
入手日

INES

基準

2023-04-06－②

本件は、運転中の海外原子力発電所において、環境条件に伴い原子炉格納設備の温度が上昇した際、規制承認を受けずに、工学的判断により安全運転範囲を広げて運転継続した事例である。原子力安全への
実影響はないが、安全マージンが減少した。原因は、事業者の安全運転範囲管理の欠如。過去にも、安全運転範囲を変更していた。事業者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。

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。
28

番号

件名

FINAS298R1

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

29

漏えい経路のイメージ

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。

30

番号

件名

概要

補足情報

IRSRR240

処理結果
受領日

INES

基準

2023-03-270②

本件は、海外研究炉のホットセル施設カー
ボンフィルタ保持効率年次試験において、保持効率が著しく低下しているのが確認された事例である。前回保持効率試験合格
時以降、当該セルにて照射済み燃料は扱われていないので、放射性物質の漏えいはない。原因は未特定だが、フィルタの長期間使用による急速劣化を疑っている。是正措置として、フィルタに時間保全（取替寿命）を適用し、予備フィルタにも保管期間限度を設ける。当該事業者のフィルタ管理に課題があることから、右上の基準にてスクリーニ
ングアウトとする。

参考図 ホットセル施設の例（本件の施設ではない）
https://hotlab.sckcen.be/proceeding/1203/attachment/0 なお、国内原子力施設においても、長期間使用したバグフィルタが破損していたが、定期的な圧損測定では気が付かなかった運転経験があることから、本件について検査官会議等の場を利用して情報共有する。

参考図 活性炭（チャコール）フィルタの例（本件のフィルタ
ではない）
https://cambridgefilter.com/wp/wpcontent/uploads/2017/01/wCat-AD-7050-102017.01.16_LNX.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。
31

番号

件名

概要

補足情報

IRSRR241

処理結果
受領日

INES

基準

2023-03-270②

本件は、燃料交換停止中の海外研究炉において、炉心装荷の際に、炉心の構成要素である反射体と燃料集合体の一部が変形、損傷した事例である。放射性物質の放出はない。原因は、反射体が変形して空隙が小さくなったところに、燃料集合体を装荷しようとしたため。反射体の変形は経年劣化管理が不適切だったため。炉心装荷手順、冶具にも問題があった。当該事業者の経年劣化管理、運転・保守管理に課題があることか
ら、右上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。
32

番号

件名

概要

補足情報

IRSRR242

処理結果
受領日

INES

基準

2023-03-27－③

本件は、海外研究炉において、照射サンプ
ルの入った照射容器を炉心部から吊り上げる途上で、それらがなくなった事例である。
吊り上げ線からはずれて、照射容器が落下したとみられる。はずれた原因は吊り上げ
線（釣り糸）の照射損傷と推測される。寄与因子は、照射容器、吊り上げ線と吊り上げ手順を変更したことが作業員に周知されておらず、従来手順で吊り上げられたこと。照射容器と吊り上げ線の耐放射線性に係る要件も不明確。照射容器をつり上げる手順
及びつり上げ線材は、当該研究炉特有であることから、右上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。
33

番号

件名

概要

補足情報

IRSRR243

処理結果
入手日

INES

基準

2023-03-272③

本件は、海外の同位体製造炉において、照射ターゲットを装荷する際に、出力測定検出器チャンネルの内 1 つが故障している条件下で、チャンネルの設定が約 30 分間技術仕様書を逸脱していたことを事後に気づいた事例である。安全性への実影響はなかった。逸脱原因は、照射ターゲットの装荷による中性子束分布の変動に備えて、出力検出器チャンネルの設定を変えてしまったため。根本原因は、技術仕様書の理解不足と、照射ターゲット装荷手順に出力検出器の設定について言及していないため。照射ターゲットを装荷する手段と手順ならびに出力測定検出器チャンネルの機構は、当該原子炉特有であることから、右上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。
34

番号

件名

概要

補足情報

IRSRR244P

処理結果
入手日

INES

基準

2023-03-27－②

本件は、海外の研究炉の燃料交換作業において、1 体の燃料要素が格子板に固着して移動できなかった事例の予備的報告である。燃料取り出し冶具を改造して対処した。
事後の点検で、当該燃料要素に傷は見つからなかった。原因は、前回の燃料装荷時に問題があった。当該事業者の燃料交換作業管理に課題があると考えられることか
ら、右上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。
35

番号

件名

IRSRR245P

SIR602/2022201

NRC 特別検査
報告書

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。

概要

補足情報2022-01-06 から 2022-10-17 日まで、米国テキサス大学の研究炉（TRIGA Mark II 型、250 kW）において、未認可のアルミ被覆燃料要素が原子炉に装荷され、運転に使用されていたことが判明した。技術仕様書（TS）によれば、ス
テンレス鋼被覆の燃料要素を用いた運転のみが許可され、安全解析書で解析されている。

NRC 特別検査報告書のサマリー

処理結果
入手日

INES

基準

－
②
明白な違反：技術仕様書（TS）5.3.1「燃料要素被覆は 304 2023-03-27
ステンレス鋼で、呼び肉厚 0.02 インチとする」に反して、事 本件は、米国の研究炉が未認可の燃料要
業者は 2022-01-06 から 10-17 に、2 体のアルミ被覆燃料 素 2 体を入れて 2022 年 1 月から 10 月ま
要素を炉心に入れて運転した。本件は明白な違反である。 で運転されていたことが判明したことの予備
経緯：2004 年に研究所は、イリノイ大から 2 体のアルミ被 的報告である。運転されていた期間の安全覆燃料要素を含む燃料を受領し、アルミ燃料は貯蔵槽に保 余裕は維持されていたが、技術仕様書の逸管された。2018 年にほとんどの照射済み燃料（当該アルミ 脱となる。直接原因は、当該燃料が未認可
燃料含む）は、エネルギー省への搬送が待たれるので、原 であることを見落としたため。根本原因は、子炉プールのラックに移動された。2022-01-04 に 2 年毎事 未認可燃料の取扱い手順が不十分だった
業者燃料検査を実施。2022-01-06 に、研究所は反応度を こと。安全文化にも弱点があった。当該事増やすため炉心変更することにし、装荷する燃料を検査の 業者の燃料管理及び燃料取扱い管理に課
なお、アルミ被覆燃料は他の TRIGA 炉で使用認可されて 上、10 体を炉心に装荷。その内 2 体はアルミ燃料。その後 題があることから、右上の基準にてスクリー
いるが、健全性を維持するため、ステンレス鋼被覆燃料
2022-10-17 まで運転したところで、原子炉管理者が問題に ニングアウトとする。
（ピーク燃料温度：約 1,000°C）よりも保守的な安全限界気づいた。原子炉は停止され、アルミ燃料は取り出され、目（ピーク燃料温度：500°C）が設定されている。
視点検を実施。研究所は 2022-10-17 に NRC に通知し、米国原子力学会記事「テキサス大学研究炉
安全評価：判明時点で、原子炉運転は停止され、アルミ被 11-02 に公式報告（EN56198）を提出した。
における不適切な燃料使用に対する NRC
覆燃料は炉心から取り出され、損傷の有無を検査した。損 NRC 検査評価：①目視検査で、1 体のアルミ燃料要素の溶調査」（2002-11-24）から抜粋
傷はなく、解析では、この期間の全ての運転において、ア 接部からの泡を確認。事業者は、泡は溶接の問題によるもhttps://www.ans.org/news/articleルミ被覆燃料は設計上の温度制限を下回っていた。
ので、水素と特定。独立して泡の原因を確認し、適当と判4520/nrc-investigates-improper-fuel-use根本原因：未認可燃料を特定して、炉心外に維持する手順 断。2 体のアルミ燃料には損傷なしと判断。一方で、本件は at-university-of-texas-research-reactor/
報告事象であるが、報告納期要求は不満足だった。②事業が不十分だったこと。
者によるアルミ燃料の運転中の影響解析を、独立検証し、 テキサス大の研究所が 2022-10-17 に、同寄与因子：①炉心に使用する燃料を選択する際の注意不 計算も実施。運転中にアルミ燃料要素の温度が 500°C に 大の研究炉が技術仕様書に不適合である足。②未許可燃料要素を容易に識別するための業務管理 達する恐れはなかったと判定。よって、燃料損傷は発生して 可能性を確認した。研究炉では、ステンレスや設計管理が不十分。③適切な手順改訂につながらない おらず、原子力安全への実影響はなかったと特定。③事業 鋼被覆管を使用した TRIGA 燃料要素が認不十分な安全重視作業環境。④単一点故障につながった 者は、2022-01-06 から 10-17 まで、燃料被覆管の損傷や 可されているが、2022 年 1 月から 10 月ま
監督管理の欠如。
FP バリアの健全性喪失の可能性を高める未解析の状態で で、炉心にアルミ被覆管を使用した燃料要
原子炉を運転したことを確認した。ただし、アルミ燃料に実 素を 2 体入れて運転していた。発見後、運是正措置：①アルミ燃料要素を炉心から取りだす、②燃料転を停止し、炉心からアルミ被覆管を取り出損傷は発生していないので、安全重要度は低と判定。仮
要素検査・測定のサーベランス手順を改訂する、③事象発に、被覆管が破損し FP が放出されたとしても、原子炉プー した。安全余裕は維持されていたが、NRC
生時に炉心装荷された全燃料要素及び事後に装荷される
ル水中に留まったはず。④更新された燃料取扱い手順と燃 検査官に通知した。
要素について、改訂燃料要素検査・測定サーベランスを実料測定・点検手順をレビューし、更新された手順と強化され施する、④TS サーベランスを満たす他の手順をレビュー
た工学的・マネジメント管理が、事業者の是正措置に合致し、他の不適合の有無を評価する、⑤制御棒価値を較正し、再発防止に適当と判断。⑤事業者の根本原因（概要欄する、⑥燃料管理簿に、a）最終燃料検査日と b）燃料の参照）と寄与因子（概要欄参照）を妥当と判断。安全文化に「認可」／「未認可」フラグ、⑦手順遵守の重要性、手順変関して、次の項目に弱点を特定：ａ）作業プロセス（安全が維
更管理プロセス、許認可・TS 申請に注意して施設要員と持されるように作業を計画、管理するプロセス）、b）疑問に事象をレビューする、⑧未試験燃料を要する燃料取扱手順
思う態度。⑥事業者の是正措置（概要欄参照）は再発防止を改訂し、装荷前に次の確認を義務付ける。a）使用認可に十分と判断。今後の定期検査で、是正措置をレビューし／未認可、b）過去 2 年以内に完了した検査、c）起動前にていく。⑦新たな炉心構成をレビューし、起動を認めるに必
図 TRIGA Mark II 型研究炉
施設管理者によって検証された認可燃料のみの炉心、⑨要な原子炉パラメータを計算し、TS 要求に合致していると使用不可と可視する専用燃料ラックを開発する。
判断。

36

番号

件名

概要

補足情報

IRSRR246P

処理結果
入手日

INES

基準

2023-03-27－②

本件は、海外研究炉における試運転前の実験中に発生した反応度投入事故の予備的報告である。反応度印加は少なく、スクラ
ムにより原子炉安全停止した。異常な被ばくもない。原因は、実験手順を遵守せずに、臨界状態にある炉心に中性子源を挿入したため。また、手順は未承認であり、それを用いて実験を行ったのは、安全文化の欠如とみなされた。当該事業者の運転・実験管理に課題があることから、右上の基準にてス
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。
37

番号

件名

補足情報

処理結果

事象通知 EN56313「意図しない高レベルスクラム」

IRSRR247P

EN56313

概要

意図しない高レ
ベルスクラム

入手日

INES

基準

2023-03-27－②
2022-11-23 12:22、米国ニューメキシコ大学の研究炉
AGN-201M において、4 W で照射するためにヨウ素化塩 本件は、運転中の米国の研究炉において、サンプルを炉心中央に挿入し、12:27 に原子炉は 4 W で臨 照射サンプルを炉心から取り出した際に、界に到達、13:20 までサンプルを照射した。13:20、上級運 出力高スクラムしたことの予備的報告であ転員が運転員に塩サンプルを取り出すと連絡。サンプルが る。原子炉システムは期待通り作動した。
取り出された際に、原子炉は正のペリオドに入り、出力が 6 出力高になった原因は、照射サンプルが大W に上昇、意図しない高レベルスクラムとなった。上級運転 きな負の反応度を有したため。寄与因子
員は主任監督に緊急通知し、彼は事象報告を作成するよう は、運転員と照射サンプル取扱い者との間指示した。主任監督は、将来的には、挿入されたサンプルと の連携が悪く、制御棒を入れるタイミングを燃料棒との反応度の違いを頭に入れるためには、より良い 逃した。当該事業者の運転・作業管理に課
コミュニケーションが必要であると助言した。この事象は、将 題があることから、右上の基準にてスクリー
来の研修生のために「教訓」に加えられる。なお、全ての原 ニングアウトとする。
子炉システムは、期待通り動作した。
(2.0 m)グローリー
ホール(2.8 m)

参考図 AGN-201 正面図
https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0306
454919305055

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。
38

番号

件名

概要

補足情報

国内 2021-11 ドラム缶表面のさ 2021-05-31 と 06-02 に実施したドラム缶の外観確認におびの発生
いて、固体廃棄物貯蔵庫 3 棟 1 階にあるドラム缶 4 体の表面にさびの発生を確認した。

入手日

安全評価：①当該部位のスミヤ測定及び雰囲気中のダスト測定を行い、汚染なしを確認。②目視確認を行い、腐食孔がないことを確認。

NUCIA
13311M

処理結果

均質固化体（*1）全ドラム缶（655 本）の開缶調査を実施
し、セメント固化体の上端部及びつなぎ目部分周辺に腐食を確認。よって、均質固化体製作時の変形防止治具（*2）
を取り付けていない時期に腐食が発生していたと考えられユニット：
柏崎刈羽発電所 る。
発生日：*1 濃縮廃液等をドラム缶にセメントを用いて均質・均一に
2021-05-31
固化したもの。
報告状態：最終
参考図 廃棄体の例
更新日：*2 ドラム缶にセメントを充填後、養生する際に取り付ける
2023-08-15
もの。セメントをドラム缶に充填したのち、治具を取り付け、 https://www.aesj.net/uploads/dlm_uploads/hairohaikibut
ubunkakai_tyukanhoukokusyo0714.pdf
2 日程度養生後、治具を取り外し、ドラム缶蓋を取り付ける。
腐食発生推定原因：養生時にドラム缶が変形し、固化時にドラム缶の内面塗装が剥離し、その部分に濃縮廃液中に含まれる塩素成分及び自由水が作用したため。
ドラム缶変形原因：変形防止治具を取り付けていない時期だったから。
再発防止対策：①応急処置として、ドラム缶の外部腐食が生じている箇所の養生を行い、BOX コンテナ内に保管す
る（汚染拡大防止）。②今後製作する均質固化体は、従来導入している変形防止治具を活用し、耐腐食性の高い亜鉛メッキドラム缶を使用する。

39

INES

基準

－
⑤
2023-08-15
本件は、発電所の固体廃棄物貯蔵庫にあるドラム缶 4 体の表面にさびを確認した事例である。表面汚染はなく、応急処置及び再発防止対策も講じられていることから、上記基準にてスクリーニングアウトとする。

番号

件名

国内 2021-75 非常用ディーゼ
ル発電機からの
油漏れ

概要

補足情報

事象 1：2022-03-17、6 号機原子炉建屋 1 階（非管理区
事象 5：2022-07-22、検証試験開始後約 50 分で油飛散域）において、非常用ディーゼル発電機（EDG-A）の 24 時 ガードの外への油漏れが確認され、運転停止。これまでと間連続運転試験を実施していたところ、EDG-A の軸受部 同様に、カバー合わせ面からの油漏れと推定。
からの潤滑油漏えいを確認。EDG-A を停止した。

処理結果
入手日

INES

基準

－
⑤
2023-08-22
本件は、令和 4 年度第 2 四半期原子力規制検査報告書（令和 4 年 11 月）において、
下記「検査指摘事項」に記載のように、安全
重要度「緑」、深刻度「SLⅣ（通知なし）」と判断されたことから、上記の基準でスクリー
ニングアウトとする。
検査指摘事項NUCIA
13467M

R04Q2

ユニット：
柏崎刈羽発電所
6号
発生日：
2022-03-17
報告状態：最終更新日：
2023-08-22

件名：柏崎刈羽原子力発電所６号機 不十分な不適合処置による非常用ディーゼル発電機（Ａ）の複数回にわたる復旧失敗

安全評価：潤滑油漏えいは停止しており、漏出油量は、1リットル未満。漏出油は拭き取り、中和剤処理を行った。潤
滑油の外部等への流出はなく、環境への影響はない。

監視領域：拡大防止・影響緩和

軸封部からの漏えい推定原因：O リング接着面の破断。
破断推定原因：経年使用により接着剤に割れが発生・進展した。O リング取付時の施工のバラつきが影響。

重要度／深刻度：緑／ＳＬⅣ（通知なし）

パフォーマンス劣化：該当。不適合事象に対する処理内容について作業前に適切に事象 2：2022-03-26、EDG-A の軸受部の O リングが切れていたので交換し、2022-03-28 に確認運転したところ、開 事象 2-5 の軸封部カバー合わせ面からの漏えい推定原因： 検討されていれば合理的に予測可能であ
原子力規制検査 始直後に白いモヤと、軸封部カバーの合わせ面から潤滑 ①軸封部カバーでわずかな部品の変形を。②O リング交換 り、予防可能であった。品質管理基準規則
報告書
油漏えいが確認され、運転を停止した。2022-03-31 の分 のために軸封部の手入れを行った際の施工管理に問題が の規定を満足していない。
解点検により、軸封部可動部に金属同士が接触したような あり、軸封部カバーを変形させた。
関連属性：設備のパフォーマンス。
痕（摺動痕）と O リングの破断が確認された。
実施対策：①O リングを V リングに交換。②軸封部カバー
規制措置：ＳＬⅣ（通知なし）。「原子力安全にわずかな変形が確認されたため、新品と交換。
への実質的な影響」「規制活動への影響」「意図的な不正行為」の要素は確認されていない。事業者からは、本件に関する原因分析、保全対応等を実施していることを聴取し、対策に着手していることなどから、違反等の通知は実施しない。
事象 3：2022-04-22 に O リング交換し、2022-04-25 に確認運転したところ、再度、軸封部カバーの合わせ面から潤
事象 6：2023-03-22～23 にかけて、EDG-A の 24 時間運
滑油漏えいが確認された。
転を実施し、完了。
事象 4：翌日、漏えい箇所にシール材でコーキング処理
再発防止対策（繰り返し補修）：①現場において、設計上の（隙間を埋める処理）後、2022-04-27 に確認運転したが、ノウハウを有する製造メーカの指導員から指導・助言を受再び、潤滑油の僅かな漏えいが確認された。
け、事業者要員の作業習熟度を上げるよう体制を強化。②
実施対策：①油飛散防止時のガードを新設、②軸の接触 製造メーカが実施する作業手順を観察し、問いかける機会防止のため、軸とカバーの隙間調整（コンマ mm 単位）、③ を設け、観察により気付いた内容を事業者の作業手順に反O リング切断防止のため、O リング取付け精度を向上（取 映。③事業者要員が作業するにあたり、作業の流れや順序付け治具の使用、接着剤の適切塗布）、④油漏れ防止の を踏まえた専門的なレビューが不足していたことから、製造ためカバー合わせ面を調整、治具を用いたシール材（液状 メーカによる作業の流れや現品の状態、作業環境を踏まえた作業手順のレビューを依頼した。
ガスケット）を適切塗布。

40

番号

件名

国内 2022-34 ノートパソコンか
らの出火

NUCIA
13604M

ユニット：
柏崎刈羽発電所
発生日：
2023-01-17
報告状態：最終更新日：
2023-08-09

概要

補足情報

2023-01-17 3:41、当該発電所免震重要棟火報盤に火災警報、現場確認により、免震重要棟 2 階会議室 4 室内にて、パソコンからの出火を確認し、初期消火を実施、3:46に公設消防に通報。4:06、公設消防入構（サイレン有、消防車合計 5 台、救急車 1 台）。4:13 に公設消防の現場確認により「鎮火」を確認。公設消防による現場検証では、
ノートパソコンのバッテリー部分から出火したものと推定さ
れた。

処理結果
入手日

INES

基準

－
⑤
2023-08-09
本件は早朝の会議室のパソコンからの出火事例であり、火災警報から約 30 分で公設消防により鎮火が確認されている。負傷者もなく、プラントへの影響もない。原因は、当該パソコンの AC アダプタの不良。国内発電所間での水平展開も開始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。

安全評価：けが人は発生していない。プラントへの影響はない。出火箇所は、ノートパソコンのディスプレイとキー
ボードの接続部付近。

ただし、水平展開状況をウォッチし、情報更新があれば再スクリーニングする。なお、パソコン火災の最近の実例として、検査官会
議等の場を利用して、規制検査官と情報共有する。

出火推定原因（公設消防、メーカーによる）：AC アダプタのプラグ内部にて絶縁材を難燃化するため使用していた材
料の耐水性に不具合があったことで、絶縁材の劣化が進行。AC アダプタのプラグ内部でトラッキングが発生した。なお、同型式の AC アダプタは、他に使用されていない。

図 現場写真図 AC アダプタのプラグ部分

41

番号

件名

国内 202244R1

原子炉補機冷却水漏えいに伴う
運転上の制限の逸脱

NUCIA
13629M

R05Q1

概要

補足情報

2023-02-28、定格熱出力一定運転中の 3 号機において、 水位低下原因：C 原子炉補機冷却水冷却器の伝熱管 1 本
原子炉補機冷却水サージタンク水位の指示値の低下が確 に微小貫通穴。
認された。原子炉補機冷却水冷却器の詳細点検を行うた
貫通穴発生原因（推定）：貫通穴の上流側（伝熱管内面）にめ、当該冷却器を隔離したことから、2023-03-15 17:00
貝類の付着が確認されたことから、配管内を流れる海水にに、保安規定の運転上の制限を満足しないと判断された。
乱流が発生し、配管が減肉したため。
点検により、C 原子炉補機冷却水冷却器の伝熱管 1 本に微小貫通穴が確認された。また、当該冷却器の伝熱管全 是正処置：当該伝熱管を含む判定基準不満足の 108 本を数（既施栓管を除く 2810 本）について、渦流探傷検査を実 施栓し、使用しないこととする。
施し、当該伝熱管 1 本を含む 108 本の伝熱管厚さが判定基準を不満足。それらの伝熱管を施栓し、耐圧試験や通水確認を実施し、異常がないことを確認したので、2023-03ユニット：
高浜発電所 3 号 20 21:30 に運転上の制限を満足した。
発生日：
安全評価：環境への放射能の影響はない。保安規定に示
2023-03-16
される完了時間内に運転上の制限を満足する状態に復帰
報告状態：最終 した。また、当該冷却器の伝熱管は 1053 本まで施栓して更新日：も、冷却器性能に問題はない。
2023-08-29

処理結果
入手日

INES

基準

－
⑤
2023-04-12
本件は、定格運転中の PWR において、原
子炉補機冷却系のサージタンク水位が低下した事例である。点検補修のため、原子炉補機冷却系の 1 系統を隔離したことか
ら、保安規定の運転上の制限を満足しない
条件に入った。水位低下原因は、熱交換器の伝熱管 1 本の漏えい。当該伝熱管を施栓して、保安規定に定める完了時間内に復旧していることから、左上の基準でスクリー
ニングアウトとする。
本件は、令和 5 年度第 1 四半期原子力規制検査報告書（令和 5 年 8 月）において、
下記「検査指摘事項」に記載のように、安全
重要度「緑」、深刻度「SLⅣ（通知なし）」と判断されたことから、上記の基準でスクリー
ニングアウトとする。
検査指摘事項

原子力規制検査報告書

図 C 原子炉補機冷却水冷却器

件名：高浜発電所３号機 原子炉補機冷却
水冷却器の連続運転時間の管理不備による冷却器伝熱管漏えい
監視領域：拡大防止・影響緩和
重要度／深刻度：緑／ＳＬⅣ（通知なし）
パフォーマンス劣化：該当。品質管理基準
規則第 23 条（個別業務に必要なプロセスの計画）第 4 項及び保安規定第 3 条（品質マネジメントシステム計画）７．１（個別業務に必要なプロセスの計画）の規定を満足することに失敗している。この失敗は容易に予測可能であり、予防する措置を講ずることが可能であった。

図 中間建屋平面図
図 原子炉補機冷関連属性：設備のパフォーマンス。

図 伝熱管の断面図

図 原子炉補機冷却水系統概略図

42

規制措置：ＳＬⅣ（通知なし）。「原子力安全への実質的な影響」「規制活動への影響」
等の要素は確認されていない。事業者は、既に本件について CAP 会議に報告し、社
内マニュアルを改訂する予定であること等、改善活動を行っていることなどから、違反等の通知は実施しない。

番号

件名

国内 2022-53 個人線量計のバッテリー残量の低下による測
定機能停止

NUCIA
13668Mユニット：
浜岡発電所
1,2,5 号
発生日：
2023-03-14
報告状態：最終更新日：
2023-08-08

概要

補足情報

2023-03-14、1、2 号機（管理区域）及び 5 号機（管理区域）の現場作業員 15 名が着用する個人線量計（EPD、計15 台）の被ばく線量測定機能が停止した。1、2 号機作業員（9 人）の EPD は、管理区域退出前に線量測定機能が停止した。5 号機作業員（6 人）の EPD は、管理区域退出後に被ばく線量機能が停止した。

処理結果
入手日

INES

基準

－
②
2023-08-09
本件は、管理区域内作業者が着用する個人線量計（EPD）15 台が、バッテリー切れのため、線量測定が不能となった事例である。管理区域内作業中の線量測定ができな
かったのは 9 台であるが、その時間に問題となる被ばくがなかったことは別方法で評価できている。なお、いずれの EPD も入域前に満充電であることは確認され、バッテリー
切れ前に警告音により退域が促されたが、9 台については間に合わなかった。急なバッテリー切れの原因は、当該 EPD にバッ
テリーをつけたまま長期間（約 5 ヵ月）保管したことによる完全放電の影響で、バッテリーが劣化したため。是正措置として、長期間保管した全 EPD（366 台）のバッテリーは新品に交換された。

安全評価：1、2 号機作業員の管理区域滞在期間の被ばく
線量は、EPD が健全であった同行者の線量、移動経路及び作業場所の雰囲気線量当量率や作業時間から評価し、最大 0.01 mSv であり、計画外被ばくはないことを確認。5号機の作業員の被ばく線量測定には影響はなかった。
機能停止原因：EPD のバッテリー切れ。
バッテリー切れ推定原因：当該 EPD にバッテリーを取り付けた状態で、EPD を充電せずに長期間（約 5 か月間）保管したことで、バッテリーが完全放電した。
寄与因子：本来の EPD の入れ替え計画では、予備として保管していた EPD を現場に配備する際は、年に 1 回の点検時にバッテリーを交換したうえで、速やかに配備することとしている。

事業者の EPD 保管管理に課題があったことから、上記の基準にてスクリーニングアウ
トとする。

再発防止対策；EPD を充電せずに保管する場合は、バッ
テリーを取り外しておくことを、マニュアルに追加した。

ただし、使用前に満充電を確認してもバッテリーが期待時間より早く切れる場合があることを示す実例であることから、検査官会議等の場を利用して本情報を検査官と共有す
る。

43

番号

件名

概要

補足情報

国内 2023-01 ランドリ建屋（管理区域）火災事象

NUCIA
13636M

処理結果

2023-04-11 11:05 頃、5 号機ランドリ建屋 1 階の管理区 是正措置：火災発生後に停止をしていた荒浜側にある洗濯
入手日
INES
基準
域にて、洗濯機モータ付近からの発火を確認、11:08 に公 機について、モータや電気制御機器等の設備点検を実施－②
2023-08-09
設消防に通報、初期消火を行い、公設消防現場確認によ し、異常がないことから、2023-07-03 より運転再開。
本件は、ランドリ建屋の管理区域にある洗り、12:00 に鎮火を確認。
再発防止対策：①当該洗濯機を含め、大湊側にある洗濯機 濯機からの出火事例である。直ちに消火、
安全評価：本事象によるけが人、周辺への放射能の影響 すべてを設備更新。②洗濯機の電気制御機器及びモータ 鎮火され、けが人、安全上の影響等はな
及びプラント安全上の影響はない。洗濯機モータの回路に ついて、頻度・項目を定めの分解点検を実施する運用に変 い。出火原因は、洗濯機モータ内の絶縁損設置している電気制御機器のスイッチ部分の破損を確認し 更。
傷による短絡。絶縁損傷原因は、モータのた。
過負荷。過負荷原因は、ブレーキ作動状態
でのスイッチ故障によるモータ常時通電。ス
発火経緯（原因）：①洗濯機の電気制御機器のスイッチ部
イッチ故障は経年劣化。モータや制御回路
分が経年繰り返し動作により劣化し、最終的に破損。②破ユニット：の点検保守管理に課題があることから、右柏崎刈羽発電所 損により、電気制御機器の接点が接触、洗濯機モータが継上の基準にてスクリーニングアウトとする。
続通電状態。③洗濯機のブレーキが動作した際、モータが5号
過負荷となり、異常過熱。④異常過熱によりモータ内の絶発生日：
縁材が損傷。モータ内の塵や埃が電気の通り道となり短絡
2023-04-11
報告状態：最終 の結果発煙・発火。
更新日：
2023-08-09

図 火災発生のメカニズム

44

番号

件名

国内 2023-09 放射性同位元素等の規制に関す
る法律に基づく
表示付認証機器
の届出不備

概要

補足情報

当該発電所にて保有する表示付認証機器（※）のうち、2021 年 4 月及び 2023 年 4 月に購入した機器について、
台数変更に係る届出を行っていなかったことを確認したことから、2023-06-08、原子力規制委員会に対し、当該機器に関する「表示付認証機器使用変更届」を提出した。

入手日

ユニット：
伊方発電所
発生日：
2023-06-08
報告状態：最終更新日：
2023-06-14

INES

基準

－
②
2023-06-14
本件は、表示付認証機器使用変更届が未提出だった事例である。安全への実影響はない。根本原因は、組織内の情報伝達が不十分だったこと。当該事業者の調達管理・情報管理に課題があることから、右上の基準にてスクリーニングアウトとする。

なお、「放射性同位元素等の規制に関する法律」に基づ
き、表示付認証機器の台数等を変更した際には、「表示付認証機器使用変更届」を原子力規制委員会に提出する。
NUCIA
13659M

処理結果※表示付認証機器：放射性同位元素等の規制に関する法律に基づき、原子力規制委員会又は登録認証機関が、通常の使用方法であれば、特別な管理を要することなく安全性が担保できることを認証した、放射性物質を内包する機器。
安全評価：当該表示付認証機器は、適切に使用、保管されており、本件によるプラントへの影響はない。
未届の原因：変更届を作成する部署（作成部署）が届出の必要性を認識していなかったため。
寄与因子：①表示付認証機器の購入部署と作成部署が異なる。②社内規定に情報伝達方法についての具体的な定めがない。③結果として、両者間の情報伝達が不十分。
再発防止対策：①社内規定を改定し、情報伝達方法について具体化する。表示付認証機器が発電所に搬入された時点で、変更届の要否を作成部署が確認できるよう様式を見直す。②表示付認証機器の購入計画について、作成部署より購入部署へ確認する仕組みを導入する。

45

番号

件名

概要

補足情報

処理結果

国内 2023-10 復水器内への海 2023-05-29 20:13、4 号機（定格運転中）において、「復水 安全評価：翌日 0:34 に、A2 水室の海水系統を隔離した結
入手日
INES
基準
水混入
ナトリウムイオン濃度注意」の警報が発信、復水ポンプ出 果、関連指示値が低下し、その後、当該復水器以外の計器－⑤
2023-08-09
口のナトリウムイオン濃度指示値、2-復水器及び蒸気発生 の指示値に異常はなく、復水器冷却機能も電気出力等も安
本件は、定格運転中の原子力発電所にお器（SG）ブローダウン系統のカチオン（陽イオン）電気伝導 定していることから、プラントの運転状態に問題はないと判いて、復水ナトリウムイオン濃度注意警報
率指示値の上昇を確認、同日 21:15 に、2-復水器への海 断した。本件による環境への放射能の影響はない。
が発信し、復水器への海水混入が確認され水混入と判断した。海水が混入した復水器 A2 水室の渦流指示値上昇原因：微小な傷が検出された細管 192 本及び た事例である。発電所運転状態にも環境へ
探傷検査（ECT）により、細管 192 本に微小な傷（信号指
空気抽出管フランジ部のいずれかからの海水混入。
の放射能の影響もない。原因は、復水器の示）が検出された。また、ピンホール検査により、空気抽出
1 基の水室における細管の微小傷及びフラ管フランジ部の充填剤の一部に小さな穴が空いていること 是正措置：①微小な傷が検出された細管全数を施栓した
ンジ部のピンホール。許容範囲内の細管施を示す有意な指示を確認した。
（581 本まで施栓しても復水器の性能に問題はない）。②ピ
栓等で解消していることから、右上の基準
ンホールが検出された空気抽出管フランジ部の充填剤を再
NUCIA
ユニット：
にてスクリーニングアウトとする。
施工した。③その後、2023-7-19 に A2 水室への通水を復13657M
高浜発電所 4 号
旧し、関連計器の指示値に異常がないことを確認した。
発生日：2023-05-29
報告状態：最終更新日：
2023-08-08

図 復水器への海水混入事象概要

46

番号

件名

概要

補足情報

処理結果

国内 2023-11 発電所敷地内に 2023-06-14 9:35、発電所敷地南側の排水路設置工事における火災の発 おいて、プラスチック製排水管を固定する架台の協力会社
生による溶接作業中、排水管から発煙を確認し、初期消火を行った。10:28 に公設消防へ通報、公設消防により、発煙及び鎮火がいずれも 9:35 であることが確認された。

NUCIA
13665M

ユニット：
女川発電所
1,2,3 号
発生日：
2023-06-14
報告状態：最終更新日：
2023-07-12

再発防止対策：①当該協力会社は、a）作業計画書に、火気
入手日
INES
基準
作業の有無、火気作業の内容及びリスク、火気対策と発電－②
2023-07-12
事業者による立会計画を明記する。b）火気養生計画書に本件は、発電所敷地内の排水路設置工事
火気作業エリア内にある全てのものをリストアップする。また、火気作業の方法やリストの内容を変更した際には、火 中に発生したプラスチック製排水管の火災事例である。公設消防への通報も遅れた。
気養生計画書を更新の上、事業者作業担当に再提出す
安全評価：本火災による負傷者はない。発電所設備へのる。c）火気作業時における責任者の立会及びパトロールを 直ちに消火され、負傷者はいない。発電所
影響ならびに環境への放射能の影響はない。
強化する。d）火気作業に対する危険感受性を高める教育を 設備や環境への影響もない。原因は、溶接スパッタに蓄積。火気養生が不十分であり、
発煙経緯：溶接作業時に発生したスパッタが、排水管が接 実施する。②事業者は、当該協力会社に限らず、上記①a）
その根本原因は、火気作業管理が不十分する架台下部の斜材に堆積し、その熱により排水管の一 の事項について、確実に作業計画書に反映されるよう、そなこと。ルールの徹底も不十分で、通報遅の旨を社内文書に規定する。また、作業計画書が提出され部が溶けて発煙したと推定される。
た際には、その内容に応じて適切な現場の確認、管理を行 延につながった。事業者の火気作業管理や発煙根本原因：①当該協力会社は、「排水管はスパッタで う。③事業者は、次を水平展開する。a）本事例を周知し、各 協力会社管理に課題があったことから、右は燃えない」という誤った認識を持っていた。そのため、当 火気作業エリアの火気対策を再確認する（実施済）。b）協 上の基準にてスクリーニングアウトとする。
該溶接作業に係る火気養生計画書作成の際、排水管への 力会社が定める火気作業マニュアル・火気教育テキスト
ただし、溶接作業が起因の火災事例は少な
火気対策は不要と考えた。②当該事業者の社内文書にお や、火気教育実績を審査するとともに、火気教育の実施状
くないことから、養生や作業管理の重要性
いて、作業計画書に火気作業のリスクや対策を明記するこ 況について監査を行う。c）防火管理専門家によるパトローを再周知するため、検査官会議等を利用しとが規定されていなかった。そのため、当該協力会社は、 ルの対象範囲に、屋外を追加する。
て情報共有する。
その作業計画書にリスクや対策を記載しなかった。③火気養生計画書や作業計画書の不備のため、当該事業者は、 通報遅延再発防止対策：①事業者は構内作業員に対し、火災発生時の通報連絡に係るルールを再周知する（実施
溶接工事に係る火気対策を確認、管理しなかった。
済）。②構内作業員は、火気作業に関する作業前ミーティン
通報遅延原因：①協力会社の現場作業員は、初期消火が グの都度、火災発生時の通報連絡に係るルールを再確認成功したこと及び発煙のみであったことから、公設消防へ する。③事業者は、火気作業の現場監視人（構内協力会の連絡は不要と判断した。連絡を受けた当該協力会社の 社）に、自らの役割や、火災発生時の通報連絡に係るルー関係者も、初期消火が完了していたことから、現場状況を ル等を記載したカードを携行させる。また、現場監視人への確認した上で当該事業者の作業担当に連絡することとして 教育内容や実績について、構内協力会社への審査・監査をいた。②事業者は、「屋外で発煙を確認した場合、発見者 通じて確認していく。④事業者は、構内作業員に対し、通報
自ら消防へ通報連絡するとともに、当社へ連絡する」と規 連絡の方法や重要性を継続的に周知することで、意識向上
定していたが、当該協力会社は認識不足。
を図る。
煙

溶接箇所
補強部材
排水管
スパッタ

図 現場写真図 本事象発生メカニズム

47

番号

件名

国内 2023-18 ウラン濃縮建屋（管理区域内）における放射性物
質を含まない水
の漏えい

NUCIA
185M

ユニット：
原燃濃縮
発生日：
2023-04-13
報告状態：最終更新日：
2023-08-24

概要

補足情報

2023-04-13 18:08、ウラン濃縮工場のウラン濃縮建屋（管 再発防止対策：①意図しない弁操作を防ぐため、当該弁の理区域内）の 1 階モニタエリアにおいて、手洗廃水配管溝 レバーハンドル部分を取り外した。②図面に当該水抜き弁からの溢水が確認された。現場で、電気温水器の配管の を記載し、所掌を運転管理課とし、系統確認の点検対象と水抜き弁が開いていることを確認、速やかに当該弁を閉止 なるよう設備管理することとした。③本事象の周知・教育をし、漏えいを停止させた。
機械保全課員に実施し、経験の浅い要員が不良対応する
際に上位職が現場で確認することをマニュアルに反映し安全評価：漏れた水は放射性物質を含まない。漏えい量はた。④不適合登録に関する社内ルール、点検作業終了時
約 1,000 リットル。周辺環境への影響はない。
における引継ぎに関する再教育を機械保全課員に実施し漏水直接原因：、本来「閉」であるべき電気温水器配管水 た。⑤点検結果の記載方法に関する教育を機械保全課員に実施した。
抜き弁が「開」とだったため。
当該弁が開となった経緯：未特定。
寄与因子（開状態に気づかなかった推定原因）：①当該弁はレバーハンドルタイプのため、接触したはずみで自覚なく操作し得る。②当該弁は図面に記載されておらず所掌も不明確で管理されていないため、点検後の系統確認の対象になっていない。③点検時に電気温水器の内圧が上がらない事象は確認されていたが、機械保全課員の知識・経験不足により、圧力計の不良と判断した。④その不良の不適合登録及び関係部署への共有を行っていない。⑤点検を実施した機械保全課員が、報告書の記載方法を誤った。

図 電気温水器系統概略図

48

処理結果
入手日

INES

基準

－
②
2023-08-24
本件は、ウラン濃縮工場の管理区域内で、手洗廃水配管溝からの溢水が確認された事例である。漏えい水に放射性物質は含まれていない。原因は、手洗い場の温水供給
ラインのドレン弁が開いていたため。当該弁は適切に管理されていなかった。事業者の弁運転管理に課題があったことから、上記の基準にてスクリーニングアウトとする。