169

非常用炉心冷却系（ECCS）作動事象の分析
Evaluation of ECCS Actuation Events
麻坂 顯一(Ken-ichi Osaka)*

加藤 啓之(Hiroyuki Kato)*

木田 正則(Masanori Kida)*

原 信一(Shin-ichi Hara)*

熊田 雅充(Masamitsu Kumada)*

要約 商業用の原子力発電所が運転を開始して以来，長年にわたって多くの事故の経験がなされてきている．冷却材事故発生時に炉心の安全性を護るための非常用炉心冷却系（ECCS:Emergency Core Cooling System）が作動した事象は，国内では少ないが，海外では，現在まで数多く経験してきている．これらの事例から教訓を学ぶことは，原子力発電の信頼性向上を図るための有効な手段の一つと考えられる．
本研究報告では，現在国内外で運転中の原子力発電所で，これまでに経験した事故情報のデータベースの中から，ECCS が作動した事象を検索し，原因を分析することにより再発防止対策案を検討する．まず，検索した ECCS 作動事象から，分析評価に役立てるために２次データベース（SDBEE: Secondary Data Base for ECCS Events）を構築した．次に，SDBEE を利用して，事象の原因を以下の２つに分類し，分析する．（１）実信号: 温度・圧力等のプラントパラメータが実際に変動し，ECCS 作動条件を満たした事象．（２）誤発信: 温度・圧力等のプラントパラメータに変動はなく，不適切な安全防護信号で ECCS 作動に至った事象．
分析の結果，実信号によるものの主要因は，弁等の機器故障によるプラント誤動作であること，および誤発信の主要因は，保守作業時における ECCS 作動信号ブロックの不適切によるものであることが明らかとなった．主要な事象に対して，再発防止のための課題を提示する．
キーワード

非常用炉心冷却系，事故の経験，実信号，誤発信，機器故障，誤動作，再発防止

Abstract
Since commercial nuclear power plants began being operated, a number of incidents
have occurred. Actuation of the emergency core cooling system (ECCS), which maintains core safety
in the case of coolant accidents, occur very few times in Japan, but occur rather often abroad. Learningfrom these experiences is one effective means for improving the reliability of nuclear power
generation. In this report, information on ECCS actuation events is retrieved from data bases onaccidents experienced at operating nuclear power stations in Japan and abroad up to the present.
Through analysis of the causes of these events, various means of preventing the recurrence of similar
events are discussed. First, the Secondary Data Base for ECCS Events (SDBEE) was established fromthe data retrieved, to facilitate cause analysis. Next, the causes were classified into the following twocategories and analyzed by adapting SDBEE. (1) Actual Signal : ECCS actuation events due to anactual signal triggered by changes in such actual plant parameters as pressure, temperature etc. (2)Spurious Actuation : ECCS actuation events due to an improper safeguard signal without anaccompanying change in such actual plant parameters as pressure, temperature etc. It has beenreported that the dominant causes of actual signal events are improper plant operation due tomalfunction of such equipment as valves, and one kind of spurious actuation event is incorrect
blocking of the ECCS actuation signal during maintenance work. Some means for preventing therecurrence of major events are presented.
Keywords

ECCS, accident's experience, actual signal, spurious actuation, equipment malfunction, improper

plant operation, prevent recurrence*（株）原子力安全システム研究所

技術システム研究所

170

1.

はじめに

2.

加圧水型原子力発電所の ECCS 概要

原子力発電の安全性について議論されるときに，加圧水型原子力発電所の ECCS は，蓄圧注入系，必ず取り上げられる項目の一つに非常用炉心冷却系高圧注入系および低圧注入系で構成されている．

（ECCS ： Emergency Core Cooling System）がある．

ECCS は，一次冷却材喪失事故・蒸気発生器伝熱管

ECCS は，原子力発電所設置許可申請の段階で，安破損事故等に対し燃料取替用水タンクのほう酸水を全設計審査指針等に基づき設計審査されるもので，注入して炉心の冷却を行うとともに，原子炉に負の冷却材喪失事故時にその安全機能を発揮することが反応度を添加し，燃料および燃料被覆管の重大な損（２）（３）期待されているものである．（１）

傷を防止する．また，主蒸気管破断事故・主蒸気のこれまでの ECCS に関連した研究の動向をみると，事故時のプラント挙動を実験あるいは計算機に異常な減圧等による一次冷却材温度の低下時に，ほう酸水を注入し負の反応度を添加する．

より解析し，炉心に損傷を与えるような重大な事象

ECCS の系統構成の一例を図１に示す．蓄圧注入に進展することを防止するために，ECCS が充分な系は，加圧されたほう酸水を貯える蓄圧タンクを備機能を発揮し得るかどうかを検証することを目的とえ，一次冷却系の圧力が低下すると自動的にほう酸した研究が多く，ECCS の性能あるいはシステムの水を注入する．高圧注入系は充てん／高圧注入ポン健全性に係わるものが殆どであった．

プを，低圧注入系は余熱除去ポンプをそれぞれ備え，炉心の安全性確保を考えるときに，ECCS が重要なシステムの一つであることは論を待たない．一方，事故時には燃料取替用水タンクに貯蔵するほう酸水を原子炉に注入する．（４）ECCS そのものの重要性ではなく，見方を変えて，燃料取替用水タンクの水位が低くなると，水源をECCS 作動が必要となるようなプラント状態に至ら格納容器再循環サンプに切替えて再循環モードに移しめないようにすることが，原子力発電の安全性を行する．

考えるときに，より重要な要件であると言える．
ECCS が作動することは，プラント設備に与える技

高圧注入系および低圧注入系は，以下に例示する
ECCS 作動信号で自動作動する．

術的な面からの影響が大きいと同時に，一度 ECCSポンプ電源は，各々独立した２系統の非常用母線が作動するような状況が発生した場合の社会的反響に接続されている．ディーゼル発電機が ECCS 作動の大きさにも考慮しながら検討すべきである．

信号により自動起動し，外部電源喪失時にはこれらどのようなプラント状態のときに ECCS が作動すの非常用母線に電源供給することになっている．

るかについてみると，実際に炉心の安全性確保のために ECCS 作動を必要とするプラント状態になって1.

原子炉圧力低と加圧器水位低の一致

2.

原子炉圧力異常低3.

主蒸気流量高と一次冷却材平均温度（Tavg）作動したものと，そうではなくて，誤操作・誤動作によって作動が引き起こされる場合とがあることがわかる．プラントがこれらの状態に達することは，技術的および社会的にみて重要であり，いずれも避けることが望ましい．

異常低の一致一方，類似のシステムを持つ同型式の原子力発電所で，実際に経験した事例を参考にすることが，同

4.

主蒸気流量高と主蒸気圧力低の一致

5.

主蒸気差圧高6.

主蒸気圧力低7.

その他

様な事象の再発防止のための有力な手がかりになり得ると考えられる．
このような観点から，本稿では，過去に経験したECCS 作動事象の内から事象発生の経緯・原因等を調査し，その傾向を把握することにより，ECCS が作動するようなプラント状態に至った事象の再発防止対策について考察する．

171

3.3

格 納 容 器
燃料取替用水タンク

調査対象プラント

ウエスティングハウス社（WH ： Westinghouse

蓄圧タンク

Electric Corporation） 型 の 加 圧 水 型 原 子 炉
蒸気発生器

M

充てん/高圧注入ポンプ
MM

ほう酸注入タンク（PWR ： Pressurized Water Reactor）で発生した事象を対象とする．

M

原子炉

4.

調査経緯

高温側
炉心
M

余熱除去ポンプ
M

冷却材ポンプM

余熱除去冷却器

4.1

低温側

格納容器
再循環サンプM

２次データベースの構築

実際のプラントにおける ECCS 作動の経験事象を調査するため，米国の発電所で発生した事象については，豊富な情報源である米国 LER の中から目的とする事象を抽出して分析評価することとした．
LER は，米国 NRC が，発電所で発生した事象に図１非常用炉心冷却系（ECCS）の構成ついて文書での報告を義務付けているものであり，報告されるべき事象としては，プラントの安全性に（６） 従って，係わるものが広範囲に含まれている．

以下に，ECCS 作動事象に基づく分析評価の概要を記す．

必ずしも ECCS 作動事象のみに関した報告ではない
ため，事象の進展の解明にあたっては，内容を注意深く把握する必要があった．そこで，抽出した個々

3.

調査要領の事象について ECCS 作動に係わる情報を的確に把握するため，事象発生の原因・経緯・対策等に整理

我が国および米国の原子力発電所で経験したECCS 作動事象を調査し分析評価する．

するための様式を定め，ECCS 作動事象２次データベース（SDBEE ： Secondary Data Base for ECCS
Events）を構築することとした．SDBEE は，市販

3.1

情報源

国内事例は，法律や大臣通達等に基づき通商産業省に報告が義務付けられている事故報告（５）から抽出する．一方米国の事例は，法律に基づき米国原子力 規 制 委 員 会 （ NRC ： Nuclear RegulatoryCommission）への報告が義務付けられている原子力発電所設置者事象報告（LER ： Licensee Event（6）からそれぞれ ECCS 作動事象を抽出する．
Report）のデータベースソフトを使用して作成している．事象の原因・経緯・影響等の分類コード付けをすることにより，事象発生の傾向把握・重要性評価を容易に行うことができる構成になっている．その一例を図２に示す．
このデータベース構築には，多大の労力を要したが，以降の分析評価に大いに役立てることができた．

4.2

情報の分類

ECCS 作動事象２次データベース（SDBEE）で3.2

調査対象期間は，事象の類似性を明確にし要因分析に役立てるための分類を付加した．

1983 年４月から 1992 年３月の約 10 年間に発生した事象を調査する．但し，1992 年７月までに報告された事象を対象とする．

1.

原因分類
ECCS が作動した事象の全体を概観してみると，プラントが炉心への非常用冷却水注入

841124

策対因原響影況状

概メーカ： WH

運開： 8505

NIC 報告 No.
出力： 1124〔整理 No.
国：米〕
所有者： PGE

No.

47

確認忘れによりダンプ弁開で，SI 動作．

図２

蒸気流出：

（事象パターン〔710〕
タービンバイパス蒸気過剰（原子炉トリップ後）

根本原因：圧力制御モード切替え時のセット値の確認忘れ〔 〕

機
器：〔60〕主蒸気ダンプ弁
故障モード：開原因分類：〔11〕実信号（操作）（〕〕

SI 状況：〔３〕注水あり

信号種別：〔８〕主蒸気流量高 +Tave 異常低（影響分類：〔〔給水流出：

２次系圧力低下：○ CV 内圧力上昇：

冷却材収縮：１次系圧力低下：冷却材流出：

２次データベース（SDBEE）の例と）．直引継時に異常なコントローラセットをリスティングすること．

ントローラのセットをチェック，および Tavg が無負荷値に近いことをチェックするこ

線のゆるみ修正．結線図と配線の修正．手順の修正（「圧力制御モード」に変える前にコ動した時にダンプ弁圧力コントローラを事前に通常運転にセットしなかったため）．

開かなかったのは，図面の誤りによる結線誤り．SI の原因は人的エラー（タービンが起負荷急減の原因は，タービン制御圧力トランスミッターの結線ゆるみ．40%ダンプ弁が全 ESF 設備は設計どおり動作．注水．

えた時，40%ダンプ弁が開となり，蒸気流量高と Tavg 異常低で SI 動作．

ル異常高でタービントリップと原子炉トリップ．蒸気ダンプ制御を圧力モードに切り替

でに Tavg570F に上昇．35%ダンプ弁が開となった時，Tavg 高と蒸気圧減により SG レベため手動であったので，Tavg 上昇．40%ダンプ弁が開かず，35%大気放出弁開となるま）））

プラントモード：〔１〕出力運転（タービンおよび原子炉トリップ後のSI）

タービン制御システムとダンプ制御システムの不調で，タービン・原子炉トリップとその後運転員がダンプ弁を圧力制御モードに切り替え時セット値の炉型： PWR

WANO No.

モード１．タービン制御システムの不良で負荷急減．制御棒はフラックスマッピングの要

ユニット名 Diablo Canyon 1

発生日

LER No. 275-84030

ECCS 作動事象調査票

172

173

を実際に必要とする状態に至ったかどうか，メータの変化を検出し，異常な変化を示した

すなわち，機器の故障あるいは運転員・保守場合に信号を出す部分を言う．また，トレン作業員の不注意が原因となって１次系および部とは，チャンネル部の信号をうけて，ロジ２次系流体の温度・圧力・流量・レベルが実ック回路により保護系機器を作動させるため際に変動することにより，ECCS 設計にあたの信号をつくり出す部分を言う．なお，チャって，それが作動すべき条件として設定した

ンネル部・トレン部共，信頼性をあげるため値に至った結果 ECCS 作動信号が発せられたに複数系列で構成されている．

ものと，プラントの状態が，そのような作動
3.

条件を満たす状態になっていないにもかかわ運転状態分類

らず，電気・信号系の故障あるいは運転員・ECCS 作動事象が発生した時点のプラント保守作業員の不注意により作動信号が発せらの運転状態により，出力運転・高温停止・低れたものに大別される見通しが得られた．

温停止等に分類する．

前者が炉心の安全性にとって重要な事象で4.

あることは勿論のこと，後者においても，プ原子炉圧力低，主蒸気圧力低等 ECCS 作動

ラント設備に与える影響および保守管理上の信号により分類する．

安全性に重要な影響を与える事象であることから，再発防止するべき重要事象と考えられる．
前者を実信号，後者を誤発信として大分類する．

作動信号分類

5.

調査結果
調査対象期間の約 10 年間で 268 件の ECCS 作動事象を抽出した．このうちの殆どは，米国 LER から抽出したものであり，我が国では僅かに１件報告さ（a）実信号：れているのみであった．図３に抽出した 268 件の温度・圧力等のプラントパラメータが実際

ECCS 作動事象の発生状況を，実信号・誤発信別おに変動し，ECCS 作動条件を満たして作動によび発生したときのプラント運転状態別に示す．

至った事象．
（b）誤発信：実

温度・圧力等のプラントパラメータに変動はなく，電気・信号系の故障等で ECCS 作動

誤に至った事象．
更に，実信号・誤発信それぞれについて，機器故障，操作ミス，作業ミスに中分類する．
2.

機器分類
上記機器故障・操作ミス・作業ミスの各々

発
低温停止
燃料取替

信について，それが関係した機器に小分類する

99

信50号

2676

高温待機・停止44192

ものとする．
実信号に類するものは，蒸気発生器・ター

運転中
49 起動停止

図３

ECCS 作動事象の発生状況

ビンバイパス弁等といった機器別に，また，誤発信に類するものは，電源系・チャンネル

実信号による事象は 76 件であり，その内訳とし部・トレン部といった信号系別に分ける．チては運転中あるいは起動停止時に 50 件，高温待ャンネル部とは，系統の圧力・流量等のパラ機・停止時に 26 件発生している．低温停止時ある

174

いは燃料取替時には発生していないのは，実信号の主蒸気隔離弁・主蒸気安全弁・主蒸気逃がし弁の誤定義を温度・圧力等のプラントパラメータが実際に開等あるいは給水制御系の不調による給水過剰によ変動したものとしたことからして当然のことと言え

り主蒸気流量高や主蒸気圧力低に至ったものがみらる．一方，誤発信による事象は 192 件であり，そのれた．

内訳としては運転中あるいは起動停止時に 49 件，高温待機・停止時に 44 件，低温停止時あるいは燃5.2

誤発信による事象

料取替時に 99 件発生している．温度・圧力の比較

図７に誤発信による事象 192 件の発生状況を原因的低い低温停止時・燃料取替時に幾分多く発生して別に示す．作業ミスによるものが 120 件，操作ミスいることは注目に値する．

によるものが 21 件あり，誤発信全体の約 73 ％が人5.1

的要因で発生している．また，機器故障による誤発

実信号による事象

信が 51 件みられた．

図４に実信号による事象の発生状況を原因別に示

誤発信による事象について，原因となった機器・す．機器故障によるものが 42 件と比較的多く発生

故障モード・事象の進展および ECCS 作動信号をパしている．また，起動停止に伴う運転操作ミスによターン化して整理したものを図６に示す．

るものが 23 件，直接運転には関係しないところで，計装用電源に係わるものとして，作業時の不手際作業ミスによるものが 11 件発生していることにはあるいはインバータの故障により１系列の計装用電注意が必要である．

源が喪失したときに，他のチャンネルが作業等でトリップ状態にあったため，２チャンネル動作の条件が成立して ECCS 作動に至ったものがみられた．ま

温高

待機
・
9停
止 操作ミス
13426

た，１系列の電源喪失だけで２チャンネル動作の条件が成立する電源系列構成になっているプラントが転中・機器故障
起33

作業ミス

107

操作ミス

50
図４

運

みられたのは注意を要する．
また，チャンネル部に係わるものとして，バイステーブルやトランスミッタの故障あるいはそれらの機器に係わる作業時の確認不足が原因して２チャンネル動作の条件を成立させたものがみられた．

動停止

実信号による事象の発生状況

プラントが停止している状態では，原子炉圧力低および主蒸気圧力低による ECCS 作動を阻止するためにブロック回路が設けられている．トレン部に係わるものとして，プラント停止操作中にこのブロック操作を忘れた場合や，トレン部の機能確認試験および保守作業時にブロックを誤って解除してしまったこと等により ECCS 作動に至ったものが数多くみ

実信号による事象について，原因となった機器・られた．また，リレーや回路基盤の故障等トレン部その故障モード・事象の進展および ECCS 作動信号の構成機器の故障により，ロジック回路から直接をパターン化して整理したものを図５に示す．

ECCS 作動信号が発信された事象も若干発生してい１次系機器に係わるものとして，蒸気発生器伝熱管破断による１次冷却水の２次系への流出あるいは加圧器スプレー弁・加圧器逃がし弁の誤開等により原子炉圧力の低下に至ったものがある．
また，２次系機器に係わるものとしては，タービンバイパス弁の開過剰や閉止失敗，主蒸気加減弁・る．

175

図５

実信号の事象パターン

図６

誤発信の事象パターン

176作動を防止するための改善策検討が必要である．

温高運転中・待起
2130
機動・ 18 機器故障
3 停
止
停 操作ミス
1649
止
お作業ミス
よび
104
143
低
温替
停止
燃料 取
図７

誤発信による事象の発生状況

6.1.2

操作ミス

実信号の操作ミスに分類した事象のうち主なもの
としては，タービンバイパス弁の圧力制御器の設定ミス，主蒸気逃し弁の急開操作，主蒸気隔離弁の開操作手順誤り等がみられる．これらは，いずれもプラント過渡応答の結果として主蒸気圧力の低下を招き，ECCS 作動に至るという点で重要事象である．

6.1.3

作業ミス

実信号の作業ミスに分類した事象のうち主なもの
としては，タービン起動試験時に手順を間違えて，主蒸気加減弁を急開したもの，あるいは高温待機状6.

分析態で主蒸気隔離弁保修時の手順を間違えて誤開したもの等がみられる．

図４および図７に示す実信号および誤発信による事象の発生要因を以下に分析する．

6.1

実信号

6.1.1

機器故障

6.2

誤発信

6.2.1

作業ミス

誤発信事象は，プラント状態に関係なく，計装系チャンネルや安全防護シーケンスロジックの不調等

実信号の機器故障に分類される事象 42 件の発生が原因で ECCS 作動に至る事象であることから，安状況を系統別にみると，図８に示すように，２次系全防護計装系の冗長構成に着目し，計装用電源系・機器に係わるものが 31 件，１次系機器に係わるもチャンネル部・トレン部に分けて要因分析を行っのが９件であり，大部分が２次系機器に関連して発た．

生した事象である．

図 10 に示すとおり，作業ミスによる事象 120 件

これらについて，更に踏み込んで要因分析をしたの内，トレン部に係わるものが 74 件，チャンネル結果，図９に示すように２次系機器の中でも，ター部に係わるものが 24 件，電源系に係わるものが 15

ビンバイパス弁，主蒸気隔離弁，主蒸気安全弁，主件であり，トレン部の不具合による事象が数多く発

蒸気加減弁等，蒸気系統の弁の動作に係わる不具合生している．

が大半であった．

大部分を占めるトレン部の事象 74 件の発生要因

更に，これらの事象の原因となっているのは，弁をさらに詳しくみると，図 11 に示すとおり，プラの本体に係わる不具合よりも，むしろ，弁の制御系ントが停止状態にあり，原子炉圧力あるいは主蒸気の不良によるものが多く，その原因も制御モジュー

圧力が低い状態にあるときに，不必要な ECCS 作動

ル・コントローラ・制御カード・ストロークスイッ

をブロックするための回路構成が，作業のため不用

チ等の不良，パイロット弁の組立不良等多岐にわた

意に解除されたケース，ブロックに失敗したケースっていることが明らかとなった．

あるいはブロックすることを忘れたケース等，このように，実信号の機器故障に分類されるもの

ECCS 作動ブロックに係わるものが 67 件（約 91 ％）は，弁本体あるいは弁の制御系および駆動系の不具と多くみられる．また，これらの要因について，更合に起因して，プラントが誤動作したことによりに詳しくみると，作業時の手順ミス・確認不十分・ECCS 作動に至ったものであり，誤動作による ECCS手順書の不備が共通的な要因としてあげられる．

177

4031〔件〕

3020
数 102次系

9451次系

機器本体の不具合
制御系の不具合

1055
185ーバ
ビインパ
ス
弁

1次系
〔件〕

15主蒸
気
隔
離弁

4主蒸
気
安
全弁

図９3353主蒸
気
加減弁

給
水系
他

合計：9件

件

8110 タ

その他

実信号の機器故障要因（系統別）（情報なし）

52

合計：３１件15数

制御系の不具合

2次系
図８15

機器本体の不具合

210件（情報なし）

55件〔件〕

合計：４２件

106数

5240 加圧ス器プ
レー弁

実信号の機器故障要因（機器別）

22
蒸
気発
生器

11
加圧逃器がし弁
元弁

178〔件〕

7480

振動他

件

60
40

合計：１２０件

5

手順書の不備（計36件）
手順の不履行（計20件）

操作間違い 11スイッチ間違い 6
連絡ミス等

9

トレン間違い8数

他チャンネル確認不十分

24

17

20

2
4040〔件〕

30件

20数

1001

加 SI
圧 ブ
器 ロ／ ッ
蒸 ク
気 失
敗・
忘
れ

531
その他
電源系

2

合計：７４件
手順書の不備（計17件）
手順の不履行（計18件）

連絡ミス
操作間違い等13

7

56

誤発信の作業ミス要因（安全防護計装系）

36

11

不手際による電源遮断・短絡・混触

153

トレン部 ﾁｬﾝﾈﾙ部
図１０等

チャンネル間違い1418

設備状態確認不十分

13トレン
間違い
等

42ブ
ロ 未ッ 確
ク 立
回 で
路 試
験・作業

図１１11振動トレン
間違い
等

加圧 SI器 ブ／ ロ
蒸 ッ気 ク
解除

不手際による
リレー接触

スイッチ間違い等

7連絡ミス等

3ブロ
ック
回路
解除等

143ロ
ジ
ッ 直
ク
回 接路
か 作ら
動

手

誤発信の作業ミス要因（トレン部）

動SI
投入

179

6.2.2

機器故障

誤発信の機器故障に分類した主なものは，電源系に係わるものとして，インバータ故障が発生頻度の高いものがあげられる．その原因はキャパシターの損傷・ミストの混入・ヒューズ取り付け不良等多岐にわたっている．
チャンネル部に係わるものとして，トランスミッタの故障・電気スパイク・携帯無線機による障害等が主要な原因と考えられる．
トレン部に係わるものとして，リレー・ブロックスイッチ・カード等の故障が主要な原因になっている．

6.2.3

忘れ等がみられる．これら予期せぬ事象を引き起こす原因として，保守作業あるいは運転操作手順書の不備・不履行が多くみられた．この点については，我が国と米国における運用管理体制の違いから，それ程心配する必要はないという意見もあるが，問題の重要性に鑑みて，国内の実態を確認しておくことも今後の課題の一つと思われる．また，誤発信の中で，作業ミスほど件数は多くないものの電源系のインバータに係わる不具合で，電源喪失により ECCS作動に至っているものがあり，国内プラントでの電源構成上の信頼度を再チェックすることも肝要と思われる．
以上の分析評価が，原子力発電所の信頼性向上と操作ミスいう観点から，ECCS の作動が要求されるようなプラント状態になることを防止するために，いくばく誤発信の操作ミスに分類されるものとしては，トかの寄与ができれば幸いである．

レン部に係わるものが殆どで，原子炉昇圧の早過ぎ，ECCS 作動信号ブロックの忘れ等が多く発生している．原子炉昇圧の早過ぎについては，起動時に２次側蒸気圧が低いにもかかわらず，原子炉圧力の昇圧が早過ぎたためにブロックが自動解除された事象であり，発生頻度の高い事象として注意を要する．

7.

まとめ

参考文献
（１）発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審
査指針，1990.８.30，原子力安全委員会決定（２）発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針，1990.８ 30，原子力安全委員会決定（３）軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価

これまでに経験した ECCS 作動事象の傾向を把握

指針，1992.６.11，原子力安全委員会改訂するため，実信号と誤発信に分けて分析した．実信（４）実務テキストシリーズ No.1号に分類されるものは全体の約 28 ％，76 件で，１あらまし，財団法人次系よりも２次系に起因するものが多く，タービン軽水炉発電所の原子力安全研究協会，1992.10

バイパス弁，主蒸気加減弁，主蒸気安全弁等，弁の（５）電気事業法第 106 条，電気関係報告規則第 3

動作不良によるものが多くみられた．その原因は，条，原子炉等規制法第 67 条，実用発電用原弁そのものの故障よりも弁の駆動制御系の不具合に子炉の設置・運転等に関する規則第 24 条第 2よるものが多く，制御系部品の信頼度向上，不調の項

事前チェック，予防保全の徹底等の対策と共に，そのような不具合が発生した場合にも，ECCS 作動を回避できるシステムの構成を検討することが必要と考えられる．
また，誤発信に分類されるものについてみると，全体の約 72 ％，192 件で，保守作業や運転操作に係わる人的ミスが圧倒的に多いことが判明した．特に，安全防護シーケンスロジックのトレン部での作業ミスが多く，例えば，原子炉圧力低あるいは主蒸気圧力低の SI ブロックの誤った解除やブロック失敗・（６）Code of Federal Regulation (CFR) Title 10 Part
50.73(a)(2)(iv)