資料No.1

高浜発電所４号機の原子炉自動停止の原因と対策

関西電力株式会社
２０２３年４月２１日

事象の概要1<事象概要>
高浜発電所４号機は定格熱出力一定運転中（モード１）のところ、2023年1月30日15時21分、Ｂ中央制御室に「ＰＲ中性子束急減トリップ※」警報が発信し、原子炉が自動停止するとともにタービンおよび発電機が自動停止した。
その後、1月30日15時35分に高温停止状態（モード３）、1月31日10時12分にモード４、同日20時33分に冷温停止状態（モード５）へ移行した。

※︓運転中（出力領域（PR））の中性子束を測定する検出器が４つ設置されており、２つの中性子束検出に異常があった場合、原子炉を停止させる警報が発信する。（PR︓Power Range）

事象発生の経緯

2<事象発生の経緯>
1月25日7時24分、1月29日16時46分および1月30日00時12分において「ＣＲＤＭ重故障※１」警報が発信した。（1月25日7時24分、1月29日16時46分の警報発信時は、電流値等に異常はなく、警報をリセット）
1月30日00時12分の警報発信時は、制御棒を電磁力で保持している２つ※２の保持機構を動作させる電磁コイ
ルのうち、MGコイルの電流値が通常よりも低かったことから、コイルに電流を供給しているキャビネットの当該ＭＧコイルおよび制御電源２箇所の電源を開放し、キャビネット内でＭＧコイルの抵抗測定をしている途中、「ＰＲ中性子束急減トリップ」警報が発信し、原子炉が自動停止した。
パワーキャビネットおよびグループに属する制御棒アドレス

２ＢＤ ＳＧＡ ＭＧＡ

原子炉Ｃ／Ｃ※6※6︓原子炉コントロールセンタ

コイル
電流

制御
カード

制御
カード

電流制御ユニット

電流制御ユニット

①
②

ケーブル
中継箱

ケーブル
中継箱

中間コネクタパネル※5︓MG用側も同様に接続 ※5コイル
電流

原子炉格納容器貫通部

原子炉
トリップ
しゃ断器

ＣＲＤＭ
分電盤

※3

ＭＧセット

D6・F12・M10・K4① 抵抗値を測定するため、 ２ＢＤパワーキャビ
ネットの当該ＭＧコイルの主電源を開放② 当該ＭＧコイルの制御電源２箇所を開放ロジックキャビネット

２ＢＤパワーキャビネット
SG用
MG用

制御バンクＢ︓グループ２

ＣＲＤＭ※4Ｌコイル

ＭＧコイル

ＳＧコイル

※4︓L（Lift）コイル（制御棒の引き抜き、挿入時に使用するコイル）※１︓制御棒駆動装置（以下「ＣＲＤＭ」）の故障を示す警報であり、制御棒を電磁力で保持している２箇所の保持機構（以下「ラッチ」）のうち、１箇所以上で電流の異常を検知するなど、駆動装置の不調を検知した場合に発信する。
※２︓可動ラッチ（Movable Gripper︓以下「MG」）および固定ラッチ（Stationary Gripper︓以下「ＳＧ」）※３︓電動機の電源が瞬時的に喪失しても負荷側へ安定した電力を供給するために、フライホイールを設置した交流電源装置（モータ 発電機(Motor Generator)セット）

原因調査＜原因調査＞
・事象発生前後のプラントパラメータ、中性子検出器等の設備の健全性、運転操作や関連作業の有無に係る調査を実施した結果、異常なし
・制御棒が実際に挿入されたことにより、検出器の指示値が大きく低下し、警報発信に至った可能性があると推定したことから、ＣＲＤＭの詳細点検を実施

3

原因調査（プラントパラメータ等の確認）

4• 警報発信の要因として、一次冷却材系統のほう素濃度の過度の濃縮や主給水、主蒸気流量の異常急減などが考えられることから、それらのパラメータの履歴等を調査した結果、異常はなかった。
• 定期検査終了から原子炉自動停止までの運転期間中のプラントパラメータに異常はなかった。
• 運転操作および作業の有無について、運転員および保修課員に聞き取りを行った結果、制御棒に関する操作および作業は行っていないことを確認した。
ほう酸補給流量

主蒸気・主給水流量

赤線︓ほう酸補給流量

時間の流れ

プラント停止後の濃縮開始（停止余裕の確保）

原子炉自動停止(15:21)

自動停止前の濃縮なし
赤線︓A-蒸気発生器主給水流量
青線︓A-蒸気発生器主蒸気流量
緑線︓A-蒸気発生器狭域水位

時間の流れ

青線︓原子炉補給水補給流量

主給水、主蒸気流量の異常急減なし

原因調査（落下した制御棒の特定（中性子検出器の挙動解析結果））5

 原子炉が自動停止した際に落下した制御棒を特定するため、２ＢＤパワーキャビネット（以下、２ＢＤ盤）で制御される、制御バンクＢグループ２の４本を対象に、単独または複数の組合せの挙動を解析し、実機の中性子検出器（以下「ＮＩＳ」）出力トレンドとの比較を実施
 Ｍ１０位置の制御棒が実機と同様の時間軸で落下した想定で解析（時刻歴解析）を行った結果、実機のＮＩＳ出力トレンドとよく一致しており、Ｍ１０位置の制御棒が挿入されたと推定⇒以上のＮＩＳ挙動解析の結果から、Ｍ１０位置の制御棒一本が落下したことで原子炉自動停止に至ったものと推定120（注）解析では、時刻［15:21;55 4］でＭ１０の挿入開始が生じたものとしている。

(注)

100
ＮＩＳ出力︵％︶

N41(解析)80

N42(解析)N43(解析)60

N44(解析)40

N41(実機)20

N43(実機)N42(実機)N44(実機)0‐4‐3‐2‐10

時刻123

時刻 4

原因調査（ＣＲＤＭ制御盤・ケーブル等の調査 ）6

 実機動作確認等を実施した結果、ＣＲＤＭの機械的要因により今回の事象が発生する可能性はないことを確認
 ＣＲＤＭ制御盤やケーブル等の以下の電気関係機器について、現場において各機器個別（単体）で点検を実施し、全ての機器で異常は確認できなかった。
 そのため、原子炉自動停止前にＭＧコイルの電流値が通常よりも低かったことを踏まえ、 ２ＢＤ盤内機器を対象にメーカ工場で詳細調査を実施し、異常は無かった。
ロジックキャビネット

原子炉
トリップ
しゃ断器

※１︓MG用側も同様に接続 ※１

原子炉Ｃ／Ｃ①②③④⑤⑥⑦⑧⑨⑩

点検部位
モータ発電機セット（ＭＧセット）
原子炉トリップしゃ断器
ＣＲＤＭ分電盤
ＣＲＤＭ制御盤（２ＢＤ盤）
ケーブル中継箱（C/V外、C/V内）
原子炉格納容器貫通部
中間コネクタパネル
ＭＧコイル
ＳＧコイル
各ケーブル

MG用コイル
電流コイル
電流

制御
カード

制御
カード

電流制御ユニット

電流制御ユニット

⑤ケーブル
中継箱

⑦⑤ケーブル
中継箱

中間コネクタパネルＭＧセット

SG用ＣＲＤＭ⑥④２ＢＤパワーキャビネット

原子炉格納容器貫通部

①ＣＲＤＭ
分電盤

③②

工場で詳細調査
Ｌコイル⑧ＭＧコイル⑨ＳＧコイル⑩（各ケーブル）
主な点検内容絶縁抵抗測定、試運転
絶縁抵抗測定、外観点検、動作確認（手動・電動）
ＮＦＢ状態確認
制御盤内外観点検、絶縁抵抗測定、再現確認試験（電圧・電流波形測定）
ケーブル接続状態確認
外観点検
外観点検
絶縁抵抗測定、コイル抵抗測定、コイル電流測定
絶縁抵抗測定、コイル抵抗測定、コイル電流測定
外観点検、絶縁抵抗測定

原因調査（Ｄ６制御棒の電流低下︓再発）

7

 制御棒駆動装置メーカ工場詳細調査対象以外の範囲について、「ＣＲＤＭ重故障」警報の原因調査のために、２ＢＤ盤に予備品の電流制御ユニットを装着し、コイルの電流値等について計測器を用いて連続監視を行っていたところ、2月12日08時51分に「ＣＲＤＭ重故障」警報が再発
 計測された電流波形データを確認したところ、2月12日に、Ｄ６制御棒のＭＧコイル電流の変動が見られ、数秒間０Ａとなっていることを確認⇒ これまでの調査結果から、「ＣＲＤＭ重故障」警報発信時には電流制御ユニット下流側のみで電流の異常な変動が発生していること、その変動は予備品の電流制御ユニットに取り替えた後に発生していることから、ＳＧＡとＭＧＡの下流側各ケーブル・コイル等の調査が必要と判断
ＭＧＡ電流制御ユニット（予備品）

電流が数秒間０Ａ

コイル
電流

制御
カード

制御
カード

電流制御
ユニット

電流制御ユニット

予備品
ＳＧ側ユニット ＭＧ側ユニット

ケーブル
中継箱

ケーブル
中継箱

中間コネクタパネル

コイル
電流

原子炉格納容器貫通部

２ＢＤパワーキャビネット
SGA
MGA

制御棒Ｄ６
Ｌコイル

ＭＧコイル

ＳＧコイル

原因調査（電流制御ユニット下流側の点検、調査）

8 定電圧発生器を用いた電流制御ユニット下流側連続監視 下図（イ）〜（ニ）それぞれを切り離した状態で、定電圧発生器※を用いて通電し、電流変化の有無を連続監視した結果、（ロ）原子炉格納容器貫通部の端子箱〜端子箱の間において、異常な電流低下を確認※定電圧発生器︓任意の電圧を高精度で安定して発生させる装置

パワーキャビネット

ケーブル

C/V内
ケーブル中継箱

原子炉格納容器貫通部
ケーブル

ケーブル
端子箱

（イ）

（ロ）

端子箱

コネクタ付
ケーブル

端子箱

（ハ）
導体抵抗測定対象のケーブル

測定器（導体抵抗測定）

コイルアセンブリ

端子箱

中間コネクタパネル

C/V外
ケーブル中継箱

コネクタ付
ケーブル

Lコイル
MGコイル
SGコイル

（ニ）
導体抵抗測定結果
Ｄ６Ｍ１０

対象

導体抵抗値

ＭＧコイル（＋）

９３．１８Ω

ＭＧコイル（−）

０．４０Ω

ＳＧコイル（＋）

３．０３Ω

ＳＧコイル（−）
０．４１Ω
通常値︓約0.4~0.5Ω程度

 Ｄ６制御棒ＭＧコイルおよびＭ１０制御棒ＳＧコイルの回路について、導体抵抗値が高くなっていることを確認。
 原子炉格納容器貫通部の端子箱〜端子箱の間における導体抵抗の大幅な増加が電流低下事象の要因と推定。
 なお、その他の（イ）（ハ）（ニ）の部位においては、有意な電流変動は確認されていない。

原因調査（原子炉格納容器貫通部の端子箱〜端子箱の間の詳細確認）

9 原子炉格納容器内の、原子炉格納容器貫通部出口から端子台（端子箱内）間のケーブル上に、ＣＲＤＭコイル行きケーブルの余長分が束なった状態で覆いかぶさっていることを確認
 Ｋ４ＳＧコイル、Ｄ６ＭＧコイル、Ｍ１０ＳＧコイルのケーブルは、原子炉格納容器貫通部の上方に纏まって敷設され、束ねたケーブルが覆いかぶさっており荷重を受けやすい状況

 覆いかぶさったケーブルを持ち上げたところ、目視にてM10SGコイル、K4SGコイルに電流変動を確認
 そのため、原子炉格納容器貫通部のケーブル（原子炉格納容器内）を揺らしながら当該ケーブルの導体抵抗測定を実施
 Ｋ４、Ｄ６、Ｍ１０制御棒の回路について、導体抵抗値が変動することや高くなっていることを確認⇒原子炉格納容器貫通部出口から原子炉格納容器内側の端子台の間でケーブルが導通不良を起こしているものと推定

対象

抵抗値（Ω）

Ｋ４ＳＧコイル(+)

0.707~1.05

Ｄ６ＭＧコイル(+)

63~数k

Ｍ１０ ＳＧコイル(+)

4.827~5.34

Ｍ１０ ＭＧコイル(+)

0.907

通常値︓約0.4~0.5Ω程度

原因調査（原子炉格納容器貫通部のケーブル抵抗値増加のメカニズム）10 抵抗値の増加を計測した原子炉格納容器貫通部周辺部は、下図の①〜④で構成されるが、現地調査にて③、④の健全性は確認済み。また、ケーブル（②）の強度を考えると、不具合が生じていると考えられるのは原子炉格納容器貫通部内部の接続金具（①）と特定
 ケーブル(②)に過大な荷重（ケーブル自重︓100N＋外部ケーブルの積載重量︓900N＝約1000N）が作用することで、引張荷重が作用し接続金具(①)のはんだ付け部に不具合が生じる可能性が考えられる。

①外側

内側

②

接続金具部拡大図③

原子炉格納容器接続金具
引張荷重
銅棒

④

電線ケーブル心線

蝋付け（銀蝋）ケーブル接続部拡大図
ｅ︓ＦＲＰ製押え板
︓エポキシ樹脂（シール）︓シリコン樹脂（シール）︓端板① ケーブル接続部② 電線ケーブル③ 圧着端子
④ 端子台ｄｆｇ

ａ ｈｂｃ

はんだ付け
No部位ａ

銅棒ｂ

電線ケーブルｃ

エポキシ樹脂（シール）ｄ

アルミナ磁器

ｅ

本体

ｆ端板

ｇ

絶縁物

ｈ

接続金具

高浜4号機 原子炉自動停止トラブルの原因・対策

11

推定原因
○原子炉が自動停止した「ＰＲ中性子束急減トリップ」警報発信の原因
点検のために、制御棒を保持している2つの保持機構のうち、可動ラッチのコイルの電源を切り、保持ラッチのみで制御棒を保持していたところ、原子炉格納容器貫通部内で接続している電気ケーブルに接触不良が発生したことにより、制御棒駆動部のコイルに供給する電流値が低下し、保持ラッチが開放され、制御棒１本（Ｍ１０）が挿入されたためと推定○電気ケーブルの接触不良の原因
原子炉格納容器貫通部出口（格納容器内側）と端子台の間において、貫通部出口側電気ケーブルに、コイル側電気ケーブルが覆いかぶさっていたことにより、原子炉格納容器貫通部内から引き抜かれる方向に力が働いていたためと推定

対 策○３本の制御棒（D6,M10,K4）の原子炉格納容器貫通部の端子箱（原子炉格納容器外側）から、同貫通部の端子箱（原子炉格納容器内側）までの電路について、電流低下が認められた電気ケーブルを介さずに、予備用として敷設されている他の原子炉格納容器貫通部のルートに変更 （3/16実施済）【下図参照】
制御盤側
コイル側（格納容器外） （格納容器内）
端子箱○今回の事象を踏まえ、原子炉格納容器貫通部のケーブルに関する点検・保守方法や、ケーブル敷設時の注意事項を社内マニュアルに反映（3/22実施済）○高浜４号機のその他の原子炉格納容器貫通部55箇所の端子箱内の点検を実施し、今回のようなケーブル束のよりかかりがないことを確認（3/3実施済）

D6
M10
K4

端子台から切り離し

貫通部

貫通部
端子台から新規ケーブ ルを 敷設

既設ケーブ ルを 振替

予備用ルート貫通部

原子力規制委員会による評価と主な指摘事項

12

当社は、原因と対策をまとめた報告書について、 ３月７日に原子力規制庁に提出し、同日および１４日の公開会合において内容の確認が行われた。その後、規制庁は、原因と対策を妥当とする評価書を取りまとめ、２２日に原子力規制委員会に報告し、了承された。
規制当局による主な指摘事項は以下のとおり。
①格納容器貫通部におけるケーブル接続部の確認
・電流低下の原因が貫通部内での電気ケーブルの接触不良であることは、妥当と評価するが、当該貫通部の取替えを行う機会には、異常が見られたケーブルの接続部の状況を確認すること②ケーブルの点検・保守管理の検討
・長期にわたり定期検査で貫通部ケーブルの不良を検知することができなかったことを踏まえ、今後の点検・保守方法を検討すること③警報発信時の手順の検討
・重故障警報の発信を受けて実施された点検調査の過程で原子炉が自動停止したことを踏まえ、今後、重故障警報発信時の慎重な原因調査を行うための対応手順を検討すること④他プラントへの水平展開
・他プラントの貫通部や類似ケーブルの施工状態を確認すること

原子力規制委員会における主な指摘事項に対する当社の対応方針

13

公開会合等で規制当局からの主な指摘事項に対する当社の対応方針は以下のとおり。
①格納容器貫通部に係る調査の実施
・今後、他プラントを含め原子炉格納容器貫通部取替工事等において、取り外した貫通部を活用し、強度試験等を検討する。
・当該貫通部の取替えを行う機会には、調査方法を含めて検討する。
②ケーブルの点検・保守管理に係る今後の対応
・貫通部のケーブルに関する点検・保守方法をマニュアルに反映する。
具体的には、定期検査時に、全ての格納容器貫通部端子箱内において、貫通部出口から端子台までのケーブルへの荷重の有無の確認を行う。また、今回の事例を踏まえ、電気回路の電流の連続的なデータを採取・評価し、健全性を確認する。
③警報発信時における点検手順の策定
・重故障警報が発信した際は、制御棒を２つの保持機構で保持した状態で、電気回路の連続監視やケーブルの接続状況を確認するなど、慎重に調査を進める。
④他の運転中および定期検査中プラントへの水平展開
・高浜１，２号機は今定期検査中、運転中の美浜３号機、大飯３，４号機、高浜３号機は、次回定期検査で貫通部の端子箱の点検を行う。
・次回定期検査までの間は、警報が発信した際に故障内容を早期に特定することを目的に、制御棒駆動装置の現地制御盤にカメラを設置して動画データを保存する。(4/7までにカメラ設置済）参考資料

制御棒駆動装置（ＣＲＤＭ）の概要

参考1 ＣＲＤＭの概要図
ＣＲＤＭは、上からＬコイル※、ＭＧコイル、ＳＧコイルが設置され、それぞれのコイルを励磁・消磁することにより、ラッチ機構を介して制御棒駆動軸を上下させる。
なお、原子炉トリップ信号または停電でコイルが消磁されると、制御棒駆動軸等の重量でラッチが外れて制御棒は自重で炉心内へ落下する仕組みとなっている。
※︓Liftコイル（制御棒を引き抜く際に使用するコイル）

パワーキャビネットの構成図

参考2

 パワーキャビネットの構成図
全体で４８本ある制御棒は、入力電源の異なる４面のパワーキャビネットで制御されている。各パワーキャビネットは、それぞれ３つずつのグループで構成されている。それぞれのグループは、１つのグループで４本の制御棒を動作させる構成となっている。
各パワーキャビネットおよびグループに属する制御棒のアドレスは「制御棒アドレス図」のとおりである。
制御棒アドレス

パワーキャビネット
ＳＧＡ

ＭＧＡ

制御バンクＡ︓グループ１

F2・B10・K14・P6

１ＡＣ ＳＧＢ

ＭＧＢ

制御バンクＣ︓グループ１

D4・D12・M12・M4

ＳＧＣ

ＭＧＣ

停止バンクＡ︓グループ１

G3・C9・J13・N7

ＳＧＡ

ＭＧＡ

制御バンクＡ︓グループ２

B6・F14・P10・K2

２ＡＣ ＳＧＢ

ＭＧＢ

制御バンクＣ︓グループ２

H6・F8・H10・K8

ＳＧＣ

ＭＧＣ

停止バンクＡ︓グループ２

C7・G13・N9・J3

ＳＧＡ

ＭＧＡ

制御バンクＢ︓グループ１

F4・D10・K12・M6

１ＢＤ ＳＧＢ

ＭＧＢ

制御バンクＤ︓グループ１H2・B8・H14・P8

ＳＧＣ

ＭＧＣ

停止バンクＢ︓グループ１

E5・E11・L11・L5

ＳＧＡ

ＭＧＡ

制御バンクＢ︓グループ２

D6・F12・M10・K4

２ＢＤ ＳＧＢ

ＭＧＢ

制御バンクＤ︓グループ２

F6・F10・K10・K6

ＳＧＣ

ＭＧＣ

停止バンクＢ︓グループ２

G7・G9・J9・J7

制御棒アドレス図

N41

N43

N44

N42︓ＮＩＳ配置

原子炉格納容器貫通部
番号参考3

接続先

１

Ｋ４ 制御棒ＳＧコイル（＋）

２Ｋ４ 制御棒ＳＧコイル（ー）

３Ｋ４ 制御棒ＭＧコイル（＋）

４Ｋ４ 制御棒ＭＧコイル（ー）

５Ｄ６ 制御棒ＳＧコイル（＋）

６Ｄ６ 制御棒ＳＧコイル（ー）

７Ｄ６ 制御棒ＭＧコイル（＋）

８Ｄ６ 制御棒ＭＧコイル（ー）９Ｆ１２制御棒ＳＧコイル（＋）

１０

Ｆ１２制御棒ＳＧコイル（ー）１１Ｆ１２制御棒ＭＧコイル（＋）

１２

Ｆ１２制御棒ＭＧコイル（ー）１３Ｍ１０制御棒ＳＧコイル（＋）

１４

Ｍ１０制御棒ＳＧコイル（ー）１５Ｍ１０制御棒ＭＧコイル（＋）

１６Ｍ１０制御棒ＭＧコイル（ー）原因調査（ＮＩＳ挙動解析の結果（落下した制御棒の特定））【２本同時挿入および４本同時挿入の場合】
Ｍ１０と同じ制御バンクＢグループ２の制御棒を、２本同時に挿入および４本同時に挿入した場合の解析を行った結果、実機のＮＩＳ出力トレンドと挙動が異なることを確認した。

100

100ＮＩＳ出力︵％︶

ＮＩＳ出力︵％︶

N41出力N42出力

50

N43出力

50

N44出力
N41→N44・・・の順でNIS出力が低下するため、実機と整合しない
2280300

200

N41出力
N42出力
N43出力
N44出力
全てのNIS出力が同時に低下するため、実機と整合しない
228

0100

制御棒位置（ステップ）

2本（Ｍ１０位置とＫ０４位置）
同時挿入のＮＩＳ出力

0250200

150100500

制御棒位置（ステップ）

４本（Ｍ１０,Ｋ０４,Ｄ０６,Ｆ１２位置）
同時挿入のNIS出力

参考4

原因調査（電流制御ユニット下流側の点検、調査）
 2月19日〜20日の間で確認されたＭ１０制御棒ＳＧコイル電流低下
 「ＣＲＤＭ重故障」警報の発信（設定値︓電流2A以下）や制御棒の保持機能に影響を及ぼすレベ
ルではない、軽微な電流低下が確認された。
0.275V=4.4A※※︓連続監視開始直後であり電流値が高めに指示。
（電流調整用の抵抗器の温度が温まってないため）

0.235V=3.76A約1sec

指示値4.4Aに対し、0.64A（約15%）瞬時低下「CRDM重故障」
警報発信設定値相当

19日 17:14

参考5原因調査（電流制御ユニット下流側の点検、調査）
 2月19日〜20日の間で確認されたＤ６制御棒ＭＧコイル電流低下
 「ＣＲＤＭ重故障」警報の発信（設定値︓電流2A以下）に相当する電流低下が確認された。

0.25V
=4.0A

約17sec

約5sec「CRDM重故障」
警報発信
設定値相当

0.04Ｖ
=0.64A

指示値4.0Aに対し、約3.4A（約84%）低下

19日 21:08

参考6

格納容器貫通部のケーブルに関する点検項目の追加

参考7【ケーブルの点検】
 ＣＲＤＭ回路を除く電気計装回路は、現状の点検、運転中の監視・機器の動作にて確認が可能であることから、定期検査中の点検において電気的な点検追加が必要な対象となるＣＲＤＭ回路について保全方法を変更する。
 ＣＲＤＭ回路について、定期検査中の点検において連続監視を行い回路抵抗変化の傾向を監視する。
対象︓全電気計装回路①ケーブルへの外力の影響を受けにくい端子部構造となっているか︖

Yes
・電気ペネ以外の通常の端子部は、当該事象のような外力の影響を受けづらい構造

No
ピッグテイル型電気ペネ、三重同軸ペネ②通常運転中の監視・点検の中で回路抵抗の変化を確認可能か︖

Yes
・計器（伝送器，温度計 他）・放射線検出器（ＮＩＳ、ＲＭＳ）・加圧器ヒータ→運転中、微小な電流入力で常に指示・警報等パラメータが変化する為、抵抗値の変化を把握可能

No
モータ・電動弁・リミットスイッチ・電磁弁・ＣＲＤＭ③現状の点検で機能影響のある回路抵抗の変化を確認可能か︖

Yes・モータ・電動弁→開閉時間・起動時間の遅延など、現状の保全により、抵抗増の影響を把握可能。
・リミットスイッチ 定格DC125V、最小使用電圧DC20V
電磁弁 定格DC125V、許容電圧変動範囲 定格の-15〜10%等→抵抗増による電圧降下が許容範囲内であれば動作に影響しないが、範囲外での抵抗（電圧降下）増は動作に影響があるため把握が可能

No
ＣＲＤＭ → 微小な回路抵抗変化の影響が大きい。

保全方法変更ＣＲＤＭ︓定期検査中の点検において連続監視を行い回路抵抗変化の傾向を監視する。

保全方法変更不要
現状の保全で傾向確認が可能

本事象に関する高経年化技術評価上の扱い

参考8○高経年化技術評価について
 高経年化技術評価においては、各設備に対して、使用条件（材料、環境条件等）から想定される経年劣化事象を抽出し、高経年化プラントの運転に際して考慮すべき事項を評価している。
 なお、高経年化技術評価における、経年劣化事象には、設計や施工に起因する事象は含まない。
○不具合箇所の高経年化技術評価の内容
 今回の不具合箇所（電気ペネの電線ケーブル）に対して、高経年化技術評価では、経年劣化事象として導通不良を想定している。その評価において、「大きな荷重が作用しなければ、断線による導通不良に至ることはなく着目すべき経年劣化事象ではない」としている。
○今回の不具合内容の取扱い
 高経年化、経年劣化とは、設計通りの施工を前提として、時間経過に伴い、使用環境や条件により、機能、性能に影響を及ぼすおそれがある事象である。
 今回は、施工時に他の余長ケーブルが覆いかぶさった状態が継続し、ケーブル接合部に設計上想定していない引張力が作用し続けた結果、発生した事象であり、施工内容に起因したもので、施工時に荷重がかからないように設置すれば発生しない事象であることから、経年劣化事象には該当しないと考える。
 制御棒駆動装置のケーブルは、定検毎に絶縁抵抗測定を行い、絶縁性能に問題がないことを確認している。本事象の原因調査においても問題がないことを確認しており、本事象は経年劣化事象によるものではないと考えている。

原子炉格納容器貫通部の端子箱（原子炉格納容器内）内のケーブル接続状況図

参考9 PENE-606※※︓Ｄ６制御棒ＭＧコイル、Ｍ１０制御棒ＳＧコイル、Ｋ４制御棒ＳＧコイルのケーブルを含む原子炉格納容器貫通部

原子炉格納容器貫通部端子台
原子炉格納容器内

側面矢視のイメージ
原子炉格納容器外

原子炉格納容器内端子箱

原子炉格納容器貫通部（電気ペネ）

原子炉格納容器内

原子炉格納容器鋼板

24本

青線︓コイル側ケーブル赤線︓電気ペネ側のケーブル

コイル側ケーブルが前面より電気ペネ側ケーブルと接触し、荷重（圧力）を受ける位置関係にある。

電気ペネトレーションへの窒素封入について
電気ペネトレーションには格納容器側の気密性を確認するために以下の通り窒素を封入している。
外側

内側

原子炉格納容器

︓ＦＲＰ製押え板
︓エポキシ樹脂（シール）︓シリコン樹脂（シール）
︓端板

圧力計

窒素ガス

︓原子炉格納容器バウンダリ

参考10原子炉保護系・原子炉制御系について

参考11〇原子炉保護系の目的
安全保護動作が必要な場合に確実に動作するように多重性および独立性を備え、単一故障によってもその安全保護機能が妨げられない回路を形成し、原子炉トリップおよび非常用炉心冷却設備等の作動を行う。
〇原子炉制御系の目的
設計負荷変化に起因する過渡現象を減衰させ、平衡状態を回復維持すること。
＜炉外中性子束検出器の例＞＜原子炉保護系＞

原子炉格納容器内①接触不良（指示不良）

チャンネル
Ⅰ

チャンネル
Ⅱ

チャンネル
Ⅲ

チャンネル
Ⅳ

中性子束検出器

中性子束検出器

中性子束検出器

中性子束検出器×

ペネ

ペネ

ペネ

ペネ

③残りの3チャンネルで指示監視

原子炉格納容器外②指示に信頼性なし

2/4 チャンネル動作
残りの３チャンネルで有意な指示変動があれば、2/4を満足し安全に停止可能。

原子炉自動停止＜原子炉制御系＞
4チャンネルのうち2番目に高い値のチャンネルを選択するため制御系に支障はない。

信号選択回路（2ndHI）
制御棒制御系他