159

原子力プラント停止中における不具合事象の分析
Study of Operating Experiences during Shutdown and Low-power
Operation at Nuclear Power Plants
富岡 立行(Tatsuyuki Tomioka)*

土井 敏弘(Toshihiro Doi)*
松本 英三

木田 正則
原 信一

(Masanori Kida)*(Shin-ichi Hara)*(Hidezou Matsumoto)†

要約 国内外の原子力発電所における事故経験の中には，プラント停止期間中に発生している事象がみられる．最近，国内外でプラント停止期間中の安全管理について議論が高まってきている．
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，プラント停止中の不具合事象を検索し，原因を分析することにより，重要事
象の再発防止対策を検討する．まず，検索した事象から，分析評価に役立てるために２次データ
ベース（SDBESLO:Secondary Data Base for Events during Shutdown and Low-power Operation）を構築した．次に SDBESLO を利用して，事象の原因分析を行った．その結果，プラント停止中の RCS 低水位運転時における炉心の冷却機能に係わる事象が重要であることが明らかとなった．
海外の文献調査および原子力発電所の実態調査を通じて得られた知見をもとに，RCS 低水位運
転時の水位監視強化等設備面からの改善策，および運転手順書の改善等運用管理面からの改善策を提案する．
キーワード

プラント停止，不具合，事故の経験，再発防止，２次データベース，SDBESLO，炉心の冷却，低水位運転，水位監視，運転手順書

Abstract
Various kinds of abnormal events have been experienced at commercial nuclear power
plants in Japan and abroad, including malfunctions during plant shutdown mode. Recently,
controversies concerning plant safety management during shutdown mode has become heated. This
report presents information on such events as retrieved from data bases on incidents experienced atoperating nuclear power stations in Japan and abroad up to the present. Through cause analysis ofthese events, various means of preventing the recurrence of similar events were examined. First, theSecondary Data Base for Events during Shutdown and Low-power Operation (SDBESLO) wasestablished from the data retrieved to facilitate cause analysis. Next, through SDBESLO, the causes ofeach event were analyzed. As the result, it became clear that events concerned with core cooling
during low level operation of the reactor coolant system are most significant.
Based on the information acquired from the study of overseas literature and surveys on the actual
condition of overseas nuclear power plants, improvements to facilities such as reinforcement of levelmonitoring and to practical operation such as better operational procedures are proposed.
Keywords

plant shutdown, malfunction, accident experience, recurrence prevention, secondary data base,

SDBESLO, core cooling, low level operation, level monitoring, operational procedure*（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所†
関西電力株式会社 若狭支社 安全管理課長

160

1.

はじめに

2.1.2

調査対象期間原子力プラントを起動停止する期間あるいは定期国外の事象は，1984 年１月から 1993 年３月の約検査のための作業を行っている期間等においては，10 年間に報告された事象を，一方国内の事象は，作業のために系統・機器の構成が通常運転時とは異運転開始以降から 1992 年３月までに報告された事なる状態になると共に，運転員・保修員の介入する象を調査の対象とする．

度合いがより多く必要となる．このような停止期間中にあっても，プラントの安全性・信頼性が維持さ2.1.3

調査対象プラントれていることが要求される．
我が国においては，幸いにして今日まで大きな不ウエスティングハウス社（WH ： Westinghouse

具合は起こっていないが，海外の発電所では幾度かElectric Corporation） 型 の 加 圧 水 型 原 子 炉の事故例あるいは前兆となるような事例を経験して（PWR ： Pressurized Water Reactor）で発生した事いることが報告されている．このような海外におけ象を対象とする．

る不具合事象の経験をうけて，国内外で停止期間中における安全管理について関心が高まってきている．

2.2

事象の分析

2.2.1

２次データベースの構築

当研究所においては，この問題に取り組むため，公開情報をもとにして，過去に経験した国内外の不具合事象の調査分析および海外文献の調査・海外の原子力発電所の実態調査を行ったので，その概要をプラント停止期間中の不具合事象を調査するため，紹介すると共に，プラント停止中の不具合事象の再国外事象については，豊富な情報源である米国発防止策について考察する．

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ついて文書で報告することを義務付

2.

不具合事象の調査分析

けているものであるが，事象内容の記述については自由記述である．従って事象の進展の解明にあたっ

国内外の原子力プラントで現在までに経験した停ては，内容を注意深く解読する必要があり，多量の止期間中における安全機能に係わる事象について調情報を分析するためには，それに適した形に整理し査分析を行った．調査分析結果の概要を以下に示す．

直す必要があった．そのため，抽出した個々の事象について，事象発生の原因・経緯・対策等に整理するための様式を定め，停止期間中の不具合事象２次

2.1

事象の調査データベース（SDBESLO ： Secondary Data Basefor Events during Shutdown and Low-power

2.1.1

情報源

Operation）を構築することとした．SDBESLO は，市販のデータベースソフトを使用して作成してお国外の事象は，法律に基づき米国原子力規制委員

り，事象発生の状況・原因・影響等の分類コード付会（NRC ： Nuclear Regulatory Commission）へのけをすることにより発生事象の傾向把握・重要性評報告が義務付けられている原子力発電所設置者事象価を容易に行うことができる構成になっている．そ（１）から，一方報告（LER ： Licensee Event Report）の一例を図１に示す．なお，国内事象についても同国内事象は，法律や大臣通達等に基づき通商産業省

じデータベースにまとめることとした．このデータに報告が義務付けられている事故報告（２）から，そベース構築には，多大の労力を要したが，以降の分れぞれプラント停止期間中の不具合事象を抽出する．

析評価に大いに役立てることができた．

870410

策対因原況

状

概58-8787-005

IS665

トピック ID ： OE 2031
運開： 8603

炉型： PWR国：米メーカ： WH
所有者： PGE

No.
出力： 1137

13

類：〔４〕試験器： RHR ポンプ

容：作業員が誤って弁操作
原因分類：〔６〕管理

内

機器分類：〔13〕弁器：ドレン弁

5．手順書の改訂

図１

対応項目： 1.1 b

プラント停止期間中の不具合事象調査票

4．原子炉容器蓋を取り除く寸前まで，炉心熱電体を取り付けたままにしておく．

3．余熱除去フロー喪失後の加熱率の関数を運転手順書に取り入れる．

2．原子炉容器の水位が正確でないため，ホットレグに水位計を追加装備する．

水位を保持する．

1．RCS ミッドループから余熱除去ポンプへの空気の混入を引き起こさないための RCS 〔備考〕

区域内にあったため，制御室に通知なしで，弁操作された．

作業員が，誤って隔離してあったドレン弁を開いたためである．この弁は，設定された機

放射能放出ているタイゴンチューブが破裂し，蒸気が漏洩した．

冷却材漏洩フローを再確立する前に，炉心内は沸騰状態に達した．原子炉容器蓋と加圧器を連結し影響分類：〔90〕−

機器分類：〔11〕ポンプ機

HF 分類：〔０〕設備分類：〔13〕非常用冷却

異常被爆

人身障害

設備分類：〔13〕非常用冷却安 全 機 能 分 類：〔７〕炉心冷却分位の回復に手間取った．運転員が炉心加熱速度を過小に評価したこともあり，余熱除去蒸気発生器マンウェイを取り除く作業をしていた作業員の安全が懸念されたため，水り込み，モータの電流が変動したので RHR ポンプを停止した．

たので，抽出流量を増加した．このため，RCS レベルが低下し，RHR ポンプに空気が入タンクから一次冷却材ドレンタンクへ漏洩が起こった．体積制御タンクの水位が低下し生発

局所漏洩率試験のラインアップ中，作業員が誤ってドレン弁を開いたため，体積制御プラントモード：〔５〕低停ンプを運転していた．

ルが低下し，抽出流量の増加により RCS レベルが低下

RHR ポンプキャビテーションによる RHR の喪失と炉心沸騰／局所漏洩率試験ラインアップ中，作業員が弁を誤って開いたため，体積制御タンクのレベ

LER

SER 15-87

情報 No.：OPE

原子炉容器水位がループ配管中間位置にあり，一次冷却系をベントした状態で，RHR ポ

要

ユニット名 Diablo Canyon 2

発生日

161

162

2.2.2

事象の分類

停止期間中の不具合事象２次データベース

2.3

事象調査結果2.3.1

国外事象（SDBESLO）では，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．
1.

過去約 10 年間における LER 情報の中から，プラント停止期間中における主要な不具合事象として，安全機能分類
停止期間中の不具合事象を原子炉施設の安全機能別に分類するため，発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針に従って，炉心冷却機能（炉心冷却），電源系・補機冷却系等の安全上特に重要な関連機能（関連機能），燃料の安全に係わる機能（燃料安全），未臨界維持機能（未臨界），原子炉冷却材圧力バウンダリ機能（バウンダリ），原子炉の緊急停止機能（緊急停止），放射性物質の閉じ込め機能（閉じ込め），放射性物質の貯蔵機能（貯蔵），その他に分類す
る．

2.

弁の誤動作・余熱除去ポンプのキャビテーション
等炉心冷却に係わる事象が 27 件，電源の喪失・原子炉補機冷却水の喪失等関連機能に係わる事象が19 件発生しており，全体の 64 ％を占めるこれらの事象は安全上重要な事象として看過できない．燃料安全・未臨界・バウンダリ等その他の安全機能に係わる事象の発生も数件認められる．

2.3.2 国内事象

中から，停止期間中の不具合事象を安全機能別に分波及機器設備分類

類したものを図３に示す．
原子炉冷却材ポンプ（RCP）シール異常・弁の動原因機器設備分類
事象発生の原因となった機器設備に分類する．

4.

能別に分類した結果を図２に示す．

これまでに提出された国内プラントの事故報告の事象が波及した機器設備に分類する．
3.

72 件を抽出した．これら 72 件の発生状況を安全機作不良等炉心冷却に係わる事象が 12 件（34 ％）と最も多く発生している．次に燃料移送装置不調等燃料安全に係わる事象が 8 件，炉心計装シール漏洩等

その他の分類バウンダリに係わる事象が 7 件発生している他，関上記の他，事象発生時のプラントモード，運転・試験・作業別（発生分類），放射能放連機能・緊急停止・閉じ込め等の安全関連機能に係わる事象も数件認められる．

出・人身被曝等の影響分類および人的要因（HF 分類）等を付加する．

件数：72件（国外）

配管損傷

3027〔件〕
20件

199410
弁誤
動作数0

図２10

炉心冷却

2電源喪失

原子炉補機冷却水喪失
格納容器スプレー
誤動作

燃料集合体損傷等
原子炉冷却水希釈等
炉心計装シール
漏洩等

65313

関連
機
能〔件〕

原子炉トリップ
遮断器誤動作等

余熱除去ポンプキャビテーション

32
3

燃料
安
全未
臨
界

バウン
ダリ

2
緊急停
止

件 10

ガス減衰タンク
ガス漏洩

閉
じ
込め

1貯

異常被ばく等

そＲＣＰシール異常310

燃料移送装置不調

87

炉心計装シール漏洩等
電源喪失
Ｃ／Ｖスプレイ系異常

その他
3

その他
3数

4
その他150他

停止期間中不具合の発生状況（国外）

弁動作不良

その他

5の蔵

124

8
1

件数：45件（国内）15

安全保護系誤動作

図３

炉心冷却

5

燃料
安
全

バ
ウン
ダリ

93
その他14

その他

M-Gセット停止

32

関連
機
能緊
急停
止

1
人身1閉
じ
込
め

その他

停止期間中不具合の発生状況（国内）163

手順書を確実に作成し注意深く管理することが肝要

2.4

事象の分析

2.4.1

国外事象の分析である．

抽出した 72 件の国外事象の内，図２に示す安全余熱除去ポンプキャビテーション プラントを停止

機能別分類で最も多い炉心冷却 27 件について，事して蒸気発生器等の作業のため，RCS を開放する

象発生の原因分析を行う．

時に，水位を RCS ループの中間まで下げて，炉心図４に示すとおり，操作ミス等による弁誤動作の冷却と作業を並行して進める運転状態をミッドル

10 件，原子炉冷却系統（RCS）のループ水位監視ープ運転という．この時の系統構成を図５に示す．

不適切等による余熱除去ポンプキャビテーション９

ミッドループ運転時に，水位を下げすぎて余熱除件の他，インバータ故障等による安全防護系誤動作，去ポンプの吸い込み水頭が不十分になり，空気がポウォータハンマによる配管損傷等が数件みられる．

ンプに巻き込まれることによりキャビテーションを起こしたため，ポンプが損傷し炉心冷却機能が損な件数：27件（国外）われる事象が９件発生している．これらの中には，1010〔件〕
8件

配管ウォータハンマ
異物混入
制御系故障
圧力ロッキング

64数操作ミス等

911116水平配管空気滞留

1

水位の回復に手間取ったため，炉心が沸騰状態に至

弁操作ミス

2

り，原子炉と加圧器を連結していたタイゴンチュー

ループ水位監視不適切

63322インバータ
故障等

0

ウォータハンマ

弁誤動作 余熱除去 安全保護系 配管損傷
ポンプ誤動作
キャビテーション

図４

原子炉容器気相部形成等

その他

炉心冷却に係わる不具合の原因（国外）

弁誤動作

プラント停止期間中においては，主としブが破損して蒸気が漏洩した事例がみられる．
これらの水位過剰低下による余熱除去ポンプキャ
ビテーション事象の主要な原因として以下のものがあげられる．
1.

RCS ループ水位監視不適切

:

6件

2.

弁操作ミス

:

2件

3.

水平配管の空気滞留:

1件て余熱除去系統が炉心冷却に重要な役割を果たして

RCS ループ水位監視不適切の原因をさらに踏みいる．海外の不具合事例をみると，余熱除去ポンプ

込んでみてみると，RCS ループ水位計取り出し位入口弁誤閉止による流路閉塞，あるいは余熱除去系置が余熱除去系統吐出管近傍にあり，流量により水入口逃がし弁の誤開や燃料取替用水タンクへの連絡

位指示が不正確であったもの，あるいは水位計取り弁の誤開による冷却材の流出等，弁誤動作により炉出し位置がループの低温側にあり，余熱除去ポンプ心冷却機能に影響する事象が 10 件発生している．

吸い込み位置が異なったループの高温側にあったた

これら弁誤動作の主要な原因は，

め水位指示が不正確であったもの，あるいは上部炉

1.

操作ミス等

:

6件

2.

圧力ロッキング:

1件

3.

制御系故障

:

1件

等である．

心構造物設置状態のまま原子炉キャビティ水位を目視監視する運用をしており，原子炉キャビティ水位と炉心水位に差があることに気づかなかったもの，
あるいは RCS ループ水位計取り出し配管がクラッドにより部分閉塞していたもの，および加圧器ベン

操作ミス等について，さらに詳しくみてみると，トに仮設フィルタが取り付けられたままになってい余熱除去系ラインアップ時の不注意な弁操作，安全たため差圧指示に誤差が含まれたもの等が明らかと防護設備の動作試験時の手順誤りによる余熱除去ポなった．

ンプ入口弁の閉止等がみられる．

ミッドループ運転中は正確な水位監視が要求され停止期間中においては，機器の機能試験，保守点る．水位監視の信頼性をより向上させるとともに，検，修繕等種々の作業が輻輳して実施されることか

水位測定方法に多様性を持たせて潜在的な誤認を防ら，余熱除去系統の機能に関連する作業については，止することが必要であろう．

164

加圧器逃がしタンクへ
ベント

蒸気発生器

加圧器

ベント

原子炉冷却材ポンプ

水面計

ノズル蓋

M

原子炉冷却系統 キャビティ
水位計
水位計
V LIA HiLoLTLIA HiLoLT

M

余熱除去クーラ
余熱除去ポンプ
低圧抽出ライン

図５

ミッドループ運転時の原子炉冷却系統構成図

2.4.2 国内事象の分析少する事故が発生した．この事故に対して，米国
NRC は，ミッドループ運転を行う電力会社に対し抽出した 45 件の国内事象の内，図３に示す安全機能別分類で最も多い炉心冷却 12 件について事象発生の原因をみてみると，原子炉冷却材ポンプ（RCP）の分解組立時に異物が混入したことによりシール異常になったもの 5 件，あるいは定期検査中の保守不良により，弁の開閉試験時に動作不良を発見したもの４件等である．
これら不具合が発生した機器は，いずれも炉心冷却機能を持つものであるが，不具合発生の時点で炉心の冷却に使用されていたものではなく，海外の事例にみられるように，炉心冷却系統の閉塞あるいは冷却材の流出等，炉心の冷却に直接影響を及ぼしたものは見られなかった．

3. 海外文献調査
海外の原子力発電所において，停止期間中のミッドループ運転時に原子炉冷却系のインベントリが減て，発電所設備や運用手順面での様々な問題を検討することを求める一般書簡「崩壊熱除去の喪失」（４）を発行した．その後，停止期間中の（GL-88-17）

作業の不手際から外部電源が喪失するという事故が発生したため，停止期間中に発生するこの種の事故が，これまでに理解されていた以上のリスクをもたらすことが確認された．
この問題に対して，米国 NRC は「原子炉の停止時および低出力運転時における安全上のリスク評価プログラム」を実施し，検討するべき技術的課題を摘出すると共に，評価結果を記述した報告書「米国の商用原子力発電所における停止および低出力運（５）を発行した．更に，米国原転」（NUREG-1449）

子力発電事業者管理資源委員会（NUMARC）は，NRC の評価結果を受けて，「停止時管理の評価活動に関する電力業界向けガイドライン」（NUMARC（６）を作成した．
91-06）

165

一方，フランスにおいても，停止時のリスクにつ余熱除去系電動弁の圧力ロッキングまたいて検討し，その結果を「停止時リスクを未然に防はサーマルバインディングによる弁固着防（７）として公表すると共に，停止時リス止する方法」

止について調査検討する．

クを許容レベルまで低減するため，運転手順の改訂，教育訓練の充実，監視・防護の手段の改善等積極的な対応が図られている．

海外実態調査4.

日本では，幸いにして停止期間中に炉心の冷却に（９）を合わせて調査
以上の他，数編の海外文献（８）

直接影響するような事象は発生していないが，海外し，プラント停止期間中の安全管理に関する改善策

では幾つかの事例がある．海外の発電所では，これとしてまとめた結果を以下に示す．

までの経験事例に基づき，種々の対策がとられてき

1.

プラント安全設備管理状況の周知
原子炉冷却系（RCS）低水位運転およびミッドループ運転時は，定期的に安全設備の管理状況を点検し安全上支障がないかを確認すると共に，運転員等関連箇所に点検結果を周知する．ている．我が国における停止期間中の安全管理の一層の向上策を検討するにあたり，海外の先例を参考とするため，欧米の実態を調査することとした．
米国およびドイツ・フランス・ベルギーの各発電所への訪問調査結果から得られた項目のなかで，参考となるものを以下に列挙する．
1.

2.

プラント停止期間中の管理・監視システム

ミッドループ運転の期間を制限する努力

プラント停止期間中の確実な運転管理・がなされており，例えば，ドイツではミッ設備管理のため，プラントパラメータ，系

ドループ運転が５日以上長期にわたる場合

統状態および設備の待機状態を集中表示す

は，規制当局に認可を受けることにしている管理・監視システムの開発・導入を検討

る．また，フランスでは，炉心の崩壊熱がする．
3.

減衰するまでの一定期間，一次系の開放を禁止している．

協力会社および自社の関係者に対するプラ
ント停止時の安全教育
RCS 低水位運転・ミッドループ運転時に2.

を発電所関係者（協力会社の作業員を含む）重要性を徹底するため，関係者への安全教および運転員に周知徹底している．例えば，育を実施する．

米国では，運転員に対して，過去の事例評価や事故想定訓練の実施．フランスでは，

RCS 水位検出配管の強化
水位検出配管として，金属配管の使用おミッドループ運転時のコンピュータ支援プ

よび適正な勾配維持管理により，検出配管ログラムの活用など積極的な対応がみられ内の空気たまりを排除し，水位計誤指示をる．

防止する．
5.

教育・訓練の実施
ミッドループ運転時の安全管理の重要性

おける炉心冷却設備およびその運用操作の4.

ミッドループ運転の制限

3.

RCS 水位計および炉心温度計の充実
RCS 水位計の多重化，特に，超音波水位余熱除去ポンプ入口配管渦発生検知システ計の導入が図られている．また，プラント

ム停止中の炉心温度の連続測定についても積入口配管渦発生検知システム等，余熱除極的に対応しているところがある．

去ポンプのキャビテーションを即時に検知する方法について検討する．
4.
6.

余熱除去系の弁の弁体固着の検討

余熱除去ポンプ吸い込み状態の検知装置設置

166

フランスでは，圧力・流量等のパラメーば水位誤指示の原因となる．RCS 低水タの連続監視により，RCS 低水位時の余熱位運転・ミッドループ運転の開始に先除去ポンプ空気吸い込みの兆候を検知する

立ち差圧式水位計の検出配管を使用す装置を設置する計画が進行している．

る際に，検出配管内の空気が液体と容易に置換されるように，検出配管は充5.

分大きな金属配管とし，また水平部分運転手順書の充実は正確な勾配を保持して布設されるこ

ミッドループ運転時の監視パラメータのとが望ましい．

記録の義務付けや，RCS 水位計測値のクロ6.

スチェックの実施および RCS 低水位運転

また，RCS 水位が上昇して，加圧器時に必要な物理データの整備充実等を行っサージ管が水没した時のように加圧器ている．と原子炉の圧力が相違する時においても正確な水位の確認を可能とするため，安全管理および作業管理体制の充実

水位計気相部検出配管の接続先を，加ミッドループ運転時の運転・保修間の緊圧器あるいは原子炉容器および大気開密な情報交換や，安全管理スタッフによる放に任意に切り替えが可能なように考作業状況のチェック等，RCS 低水位運転時慮することが望ましい．の安全管理の重要性を互いに認識して作業する体制の確立を図っている．

（b） 超音波水位計の併用
差圧式水位計の測定値は冷却材温調査結果の考察

5.

度・温度差，RCS 系統内の圧力差・ガ以上の調査結果から，国内プラントの停止期間中ス部の存在，余熱除去ポンプ流量・運の安全管理の向上を目指して，炉心冷却機能に係わ転ループ，水位計検出配管接続箇所等る改善提案項目について考察する．

により異なる．RCS 実水位の測定に有1.

効であると評価されている超音波水位

余熱除去ポンプ異常検知システムの導入計の併用が望ましい．

海外のプラントにおいては，余熱除去ポンプの各運転パラメータ（電流・出入口圧

2.

3.

余熱除去系の電動弁固着対策

力・流量・振動等）について，絶対値の変余熱除去系電動弁に関して，海外におい化・ハンチング等を監視することにより，て，圧力ロッキング（系統圧力降下後もボ余熱除去ポンプへの空気混入の兆候を検知

ンネット内に高圧力が残り，開弁時に大きする努力が続けられている．国内のプランなトルクを必要とする）または，サーマル

トにも導入を検討するべき項目の一つであバインディング（液体の熱膨張によりボンると思われる．

ネット内が高圧力となり開弁時に大きなトRCS 水位計強化

ルクを必要とする）による弁固着事例を経

RCS 水位計強化策として現在検討されて験している．重要系統に使用している電動いる加圧器気相部との連通に加え，下記のゲート弁について，これらの事象が発生す強化策を検討することが望ましい．

る可能性について調査・検討する必要があ
る．

（a） 差圧式水位計検出配管（およびタイゴンホース）の強化

4.

電動弁の高流速状態での実証確認

RCS 低水位運転・ミッドループ運転

海外の停止期間中の不具合事例として，時の水位管理値は cm オーダである．検補助給水系の電動隔離弁が閉止不能のた

出配管内に微量の気体が存在していれめ，蒸気発生器が満水となった事例がみら

167

5.

れた．重要な電動弁について，高流速状態

ビティ水面と RCS 水位に差が発生するでの適正な駆動トルクを実証確認する必要可能性があることに注意を要する．まがある．

た，原子炉冷却材ポンプ起動時の純水塊による反応度変化にも注意を要する．

運転手順書の改善
運転手順の中で考慮すべき注意事項を整（g） トラブル時の対応
炉心冷却機能喪失時の RCS 冷却材沸理する．

騰および炉心露出までの時間を事前に（a） 余熱除去ポンプの運転評価しておくこと，また機能喪失時のRCS 低水位運転・ミッドループ運転

冷却水補給の代替手段を考慮しておく

時は，RCS 水位に見合った流量に調整こと等が肝要である．

し，過大流量による余熱除去系へのガスの混入を防止すると共に，余熱除去

6.

炉心冷却設備・関連設備の管理
RCS 低水位運転・ミッドループ運転時にポンプの各運転パラメータの監視を強は，炉心冷却に必要な設備（安全注入設化する．

備・冷却材補給設備を含む）および関連設（b） RCS 水位計
冷却材の温度補正等，差圧式水位計

備（補機冷却設備・海水設備・電源設備等）の指示値補正について考慮すると共に，について，明確な基準に基づく管理運用が各種水位計（遠隔水位計，タイゴンチ不可欠である．

ューブ水位計）の水位指示値が一致するように管理することおよび重要ポイ

7.

RCS 低水位運転・ミッドループ運転でのントでのクロスチェックを実施する等

設備管理の重要性を徹底するため，プランの配慮が重要である．
（c） 炉心温度の監視
原子炉容器上蓋を取り付けた状態の原子炉停止時の安全教育

ト停止時に事前に安全教育を実施する．
8.

弁ラインアップミス
国外において，余熱除去系統に係わる弁ときは，炉心温度計を使用状態にしてのラインアップミスによる冷却系統の閉塞おくと共に，温度計使用ができない状あるいは冷却材の流出等の事例が多く発生態の時には，炉心冷却機能喪失に備え，している．これらには，手順書の不備・不炉心温度の評価データを準備しておく

完全に関連して発生した人的要因が原因しことが肝要である．

たものが多かった．国内においては，余熱（d） RCS 開口部除去系に係わるこの種の事象は発生していRCS 低温側の開放時には，事前に高ないが，運用管理上注意をするべき事象で温側の開口部を確保しておくこと，まある．

た RCS 各部の開放時は，水位計測に影響を与えるので，１ステップ毎に厳重に水位監視すること等が必要である．

9.

プラント停止期間中の管理・監視システムの開発
プラント停止期間中は各種作業が輻輳す（e） RCS 低圧満水運転
RCS 低圧満水運転では，原子炉容器頂部・蒸気発生器細管内にガスが蓄積する可能性があることに注意する．
（f） トラブル防止
原子炉キャビティ水抜き時は，キャるため，的確に管理・監視が行えるシステ
ムが必要と思える．停止期間中のプラントパラメータおよび系統の状態を集中表示し，同時に設備の運転・待機状態をも確認できるシステムの開発による信頼性向上が望まれる．

168

まとめ

6.

原子力発電所においては，プラント停止中といえども燃料が原子炉内にある状態では，崩壊熱除去のために冷却機能が確保されていることが必要である．海外で経験した不具合事象をみると，停止期間中の作業の一環として原子炉冷却系統の冷却水保有量が低下している状態では，特に冷却機能確保に留意した運用管理が必要であることが認められる．作業のために冷却機能確保に必要な設備・機器を供用（f） 緊急時の CV 隔離方法の検討
以上の改善提案項目については，容易に実施に移せるもの，長期の技術開発・実証試験が必要なもの等が含まれているが，可能な限り国内の原子力発電所の運用管理に反映検討されることにより，原子力プラント停止期間中の安全性向上に寄与することができれば至高の喜びである．

参考文献から除外することは，冷却能力を喪失させる可能性を増大させるばかりでなく，事故緩和のための運転操作の選択肢が少なくなることにもなる．停止期間中には種々の作業が実施されることから，一定出力（１） Code of Federal Regulation（CFR）Title 10
Part 50.73（a）（2）（iv）（２） 電気事業法第 106 条，電気関係報告規則第 3の運転状態と比較して機器や系統の状態に注意を集条，原子炉等規制法第 67 条，実用発電用原中することが，より煩雑な状態になっていることと子炉の設置・運転等に関する規則第 24 条第 2推察される．このような観点から，プラント停止期

項間中の安全管理の問題を重要課題として検討した．
今回実施した国内外の原子力プラントで，過去に経験した停止期間中の不具合事象の調査分析および海外文献調査，海外の原子力発電所への訪問調査による停止期間中の安全管理の実態分析評価の結果から，国内プラントの安全管理向上に参考になると思われる改善提案項目を以下にまとめる．

（３） 発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針，1990.８.30，原子力安全委員会決定（４） Loss of Decay Heat Removal（GL-88-17），
1988.10（ ５ ） Shutdown and Low-Power Operation atCommercial Nuclear Power Plant in the UnitedStates （NUREG-1449），1993.９

1.

設備面からの改善提案項目（６） Guidelines for Industry Actions to Assess
Shutdown Management （NUMARC 91-06），（a） 余熱除去ポンプ異常検知機能強化（b） RCS 水位計の強化

1991.12（ ７ ） How to Forestall Shutdown Risks， RGN（c） 炉心温度連続監視方法の検討

International Edition - Vol.A -，1992.６（d） 余熱除去系電動弁の固着対策（８） Residual Heat Removal Experience Review and（e） 電動弁の高流速状態での機能確認

Safety Analysis（f） プラント停止期間中の管理・監視シス

1982 - 1989（NSAC-156），1991.８

テムの開発・導入

Pressurized Water Reactor（９） Special Study，"Operational Data Analysis of
Shutdown and Low Power Licensee Event

2.

運用面からの改善提案項目（a） 運転手順書の改善（b） RCS 水位計の管理徹底（c） 安全管理要領書の充実（d） 安全教育の充実（e） RCS 内の純水塊対策

Reports"（AEOD/S93-5），1993.４