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原子力発電所における電気計装設備不具合事象の分析
Study of Electrical Instrumentation and Control Equipment
Malfunction Events in Nuclear Power Plants
柳嶋田千裕
善夫

(Chihiro Yanagi)*

藤井登(Yoshio Shimada)*

木田

正則

橋場隆

(Noboru Fujii)*(Masanori Kida)†(Takashi Hashiba)‡

要約 電気計装設備は，原子力発電所の安全で効率的な運転に重要な役割を担っているため，本研究では電気計装設備に係る不具合事象の分析を実施した．
本調査報告では，これまでに経験した国内および米国の PWR 型原子力発電所の事故･故障情報データベースの中から電気計装設備不具合事象を分析するとともに，米国規制関連文献を調査することにより，再発防止対策を策定した．
まず，米国の事象については Licensee Event Reports(LER)を分析するために，また，国内の事
象については通商産業省への事故報告を分析するために，それぞれ電気計装設備不具合事象データベースを構築した．
次に，このデータベースを利用して事象の分析を行った．その結果，不具合の多くが「試験」で検出されていることから，「国内における試験のあり方を作業平準化や定検短縮の観点から見直す」という今後の新たな調査課題がクローズアップされた．
このような電気計装設備不具合事象の調査分析から，7 項目の再発防止対策を策定した．
キーワード

原子力，電気計装，不具合，データベース，再発防止

Abstract
Electrical instrumentation and control equipment plays an important role in safety andefficient operation of nuclear power plants.
In this report, malfunction events on electrical instrumentation and control equipment of nuclear
power plant were analyzed using the database in Japan and the United States, examined relevant
documents, and studied measures for preventing recurrence of similar events.
First, to help this analysis, the database of malfunction events on electrical instrumentation andcontrol equipment has been structured from Licensee Event Reports (LER) in the United States andaccident reports to the Ministry of International Trade & Industry of Japan.
Second, by utilizing the database, the causes of each event were analyzed and evaluated.
Consequently, as it is clarified that testing detected malfunction in many events testing should befocused and evaluated in further research from the point to level off the work load and shorten therefueling outage period.
Based on this analysis, seven measures have been studied to improve facilities for the prevention ofrecurrence of accidents.
Keywords

nuclear power, electrical instrumentation and control, malfunction, database, prevention ofrecurrence1.

はじめにることは，原子力発電の信頼性向上を図るために有益である．当研究所では，「重要事象に係わる信頼国内外の原子力発電所の事故･故障情報を分析することから教訓を学び，同種の事故･故障を防止す*（株）
原子力安全システム研究所 技術システム研究所†（株）
原子力安全システム研究所 技術システム研究所
現 関西電力（株）原子力･火力本部 原子力計画課

性向上の研究」として「非常用炉心冷却系（ECCS）（１）作動事象の分析」「原子力発電所における弁不具‡（株）
原子力安全システム研究所

現 関西電力（株）高砂発電所

技術システム研究所

67（２）
合事象の分析」 等を実施してきた．

そのため抽出した個々の事象について，事象の状

今回は，プラントの安全で効率的な運転に重要な況･原因･対策等に整理するための様式を定め，電役割を担っている電気計装設備の不具合事象に注目

気計装設備不具合事象データベースを構築した．

し，過去に発生した国内および米国の電気計装設備

但し，LER の改訂により重複するもの，情報が不具合事象の調査分析と，米国規制関連文献の調査不足しているものなどは除き，770 件のデータベーを行い，再発防止対策を策定したので，その概要をスを作成した．データべースでは，事象の類似性を述べる．

明確にし，発生事象の傾向把握･分析を容易に行うことができるように分類した．国内についても

2.
2.1

不具合事象の調査分析

LER と同様に，67 件全てについて整理収録した．

情報源

2.4

不具合事象分析結果

2.4.1

不具合原因分類

米国の事象は，法律に基づき原子力規制委員会（NRC ： Nuclear Regulatory Commission）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

図 1 に米国の不具合原因を設備面と保守･運転面（３）（LER ： Licensee Event Report）を情報源とした．

から分類したものを示すが，設備劣化が原因としてこの情報は，入手が容易であることと公開情報であ最も多く 227 件を占めている．

ること，さらに日本の原子力発電所と類似のプラントが多いことから選択した．一方，国内事象は，法2.4.2

電気計装設備経年劣化傾向

律や大臣通達に基づき通商産業省に報告が義務付け米国の不具合事象のうち，不具合原因が設備劣化られている事故報告（４）を情報源とした．国内事象に該当する 227 件について，プラント運開年別不具は，米国の情報と比較検討のために選択した．

合報告件数をその年に運開したプラント数で除した値を図 2 に示す．古いプラントほど不具合が多けれ

2.2

調査対象期間と調査対象プラントばこの図では右下がりの傾向となるが，そのような傾向は見られないことから，電気計装設備では経年ＬＥＲは年間 2000 件近く報告され，その数が膨劣化の傾向は見られないことが分かる．国内では，大であることから，1991 年から 1995 年の 5 年間に設備劣化に該当するものが 7 件と少ないため，傾向報告された事象を調査の対象とし，一方，国内は報把握はできなかった．

告件数が少ないことから 1970 年から 1996 年の事故報告全てを，調査の対象とした．
500

対象プラントは，ウェスティングハウス社（WH ： Westinghouse Electric Corporation）型の加制作不良とした．
件数

2.3

データベースの構築

LER については，その概要版を利用して電気計施工不良

400

圧水型原子炉（PWR ： Pressurized Water Reactor）

300

設計不良

200

設備劣化
（227）

100

保守不良
マニュアル
不備
人的ミス
（226）

装設備に関係のある事象を抽出し，その抽出されたものについて全文を入手した．

0
設備

LER は，事象内容の記述については自由記述であるため，分析に適した形に整理し直す必要がある．

図1

保守・運転

不具合原因分類（米国）6862.4.3

不具合発生時の機器運転分類

5件 4数／ 3基 2

図 3 と図 4 に，それぞれ米国と国内の不具合発生時の機器運転状況を示す．
これらの図から，米国では「試験中」の不具合が1

約 4 分の 1 を，一方，国内では約 5 分の 1 を占めて0いる．不具合の多くが「試験」で検出されているこ

61 64 67 70 73 76 79 82 85 88 91
プラント運開年図2

運開年別不具合報告件数／運開プラント数とから，「国内における試験のあり方を作業平準化や定検短縮の観点から見直す」という今後の新たな調査課題がクローズアップされた．

2.4.4500460

図 5 に，米国の不具合原因機器の分類を示す．

400

設置台数の割には，遮断器に不具合が多い．その300

件数 200

理由は，遮断器が他の動的機器と異なり複雑な機械

190
120

また，変圧器は静的機器であり，かつ，設置台数0
供用中

60的動作機構を有しているため不具合が発生しやすいと考えられる．

100

図3

不具合原因機器分類

試験中

その他

不具合発生時の機器運転状況（米国）

その他
（192）

51

50

変圧器
（20）

40
件 30数
202スイッチ（49）

0
供用中

電気回路
（125）

記録計・指示計
（22）

14

10

図4

検出器・伝送器
（151）

試験中

その他

不具合発生時の機器運転状況（国内）

導線・ケーブル
（51）

図5

リレー
（84）
遮断器（76）

不具合原因機器分類（米国）
手動停止
自動停止

100％
80％
60％
40％
20％
0％
原子炉保護系

制御棒制御系

給水蒸気制御系 工学安全施設作動系

図6

送受電系

手動･自動停止別系統分類（米国）

発電機励磁系

その他

69

3.

も検出器などに比べて少ないわりには，不具合件数再発防止対策の検討が多いことに注目して内容を調査したが，変圧器が直接の原因となったものは 4 件と少なく，それ以外

3.1

検討の手順

は人的ミスや落雷などによる変圧器の付属機器の故
米国の不具合事象 770 件のうち，出力に影響を及障である．

ぼした事象 254 件はプラントの効率的な運転を目指

2.4.5

手動･自動停止別系統分類すための重要な事象と考えられ，また，二度と同様

図 6 に米国の手動停止および自動停止に至った不の不具合を起こさないという観点からも全て調査し具合系統に分類したものを示す．この図から米国でた．その中から，詳細検討が必要と思われるもの

は他の系統に比べ，制御棒制御系での手動停止が約47 件を選び，それぞれについての対策の要否を検60 ％と多い．

討した．
次に，（財）電力中央研究所が作成しているトラブ

その内容を調査したところ，制御棒が数本落下し，（５）により手動停止せざるをルマップを参考にして，それら 47 件が属する系統得なかったという事象である．一方，国内においての「不具合状況図」を作成した．この「不具合状況はこのような事象で手動停止に至った事象はない．

図」は，どの系統に何が原因でどのような不具合がこのことは国内の運用･保守面で信頼性が高いと評生じているかを視覚的に訴えるため作成したもので価できる．

ある．一例を図 7 に示す．

Technical Specification

設備劣化（（設備劣化）・バンクオーバーラップ
カード故障
・リレー接点の劣化
・端子での接触不良
・入出力増幅器故障
・スレーブサイクラカード
コネクタピン接触不良
・論理回路部品故障（施工不良）
・ステップカウンタ液晶表示
装置モジュール取付け不良（雷）・落雷による誤動作）内は件数（設備劣化）
・コネクタ緩み
・表示ランプ回路短絡（人的ミス）（設備劣化）
・可動グリッパコイル用 ・固定グリッパ用
ヒューズ取外し
カード故障（3）
・作業手順誤りによる固定 ・制御電源故障
グリッパ用コイル取外し（設計不良）
・信頼性の低いヒューズ取付
・エアコン水抜き設計
けによるヒューズ切れ
不良による水の浸入
・カード取外し方法誤り（人的ミス）
・作業ミスによる地絡・試験指示の誤解

施工不良
設計不良
人的ミス
管理不良

（原因不明）
・動作不良

雷
原因不明

（設備劣化）
・部品故障
・シャントトリップリレー故障（人的ミス）
・操作スイッチ操作ミス

制御棒駆動装置位置指
示装置

原子炉トリップ
遮断器

MGセット
出力遮断器

ロジックキャビネット

パワーキャビネット
図7（設備劣化）
・電圧調整器制御電源
ヒューズ緩みMG セット（設備劣化）
・固形コイル電源供給ケーブル故障

不具合状況図（制御棒制御系）（設備劣化）
・ケーブルコネ
クタの緩み70

上記の抽出された米国の不具合事象 47 件全てに状況を把握し，万一劣化兆候が見られた場合は，コついて，課題と対策案の検討およびプラントへ反映

ネクタシール部の取替などの保守方法を確立するこの要否を記載した．とが望ましい．また，CRDM コネクタと同様の環境下にあるコネクタについても同様の対策が必要と

米国規制関連文献の調査では，NRC が安全上重要な問題について発行する IN（Information Notice）
（６）

（７）

考えられる．

（８），BL（Bulletin） 及び GL（Generic Letter）

3.2.2

を情報源とした．そのなかで 1991 年から 1996 年の海水ポンプ軸受冷却水流量低自動停止イン
ターロック削除

6 年間に発行され，PWR プラントに関係するもの92 件を対象とした．

1995 年に米国で，落雷により制御棒が落下し原子炉停止した事象について検討した結果，海水ポン
プ軸受冷却水流量計は屋外に設置されており，その3.2

再発防止対策3.2.1

CRDM ケーブルコネクタの点検信号処理を行う計器ラックは屋内設置であることから，落雷による誘導サージの影響を受ける可能性が1994 年米国で，制御棒駆動装置（CRDM）用ケある．一方，最新のプラントでは，海水ポンプ軸受ーブルコネクタの緩みから接触不良が起き，冷却水流量低自動停止インターロックの誘導サージ

CRDM 作動不能で原子炉手動停止という事象につによる誤作動を考慮し，このインターロックを設計いて検討した．過去国内プラントで CRDM のコネ段階で削除している．従って，他のプラントでも，クタの緩みなどにより原子炉停止したことはない

海水ポンプ軸受冷却水流量低自動停止のインターロが，コネクタシール部にはシリコンゴムを使用してック削除を推奨する．

おり，使用環境が高温下にあることから，このシリ3.2.3

コンゴムの経年劣化による硬化が原因の接触不良が懸念される．

号機間電源融通の改造案の策定

米国では，全交流電源喪失事象の経験に基づいて，従って，点検を実施してコネクタシール部の劣化隣接するプラントプラントにおける非常用電源の強化が求められてお電源喪失プラント

主送電線

現場

主送電線

（入）
閉信号

起動変圧器

インターロック
バイパススイッチ

起動変圧器
予備変圧器

s遮断器間インターロック
バイパススイッチの設置◎目的（a）メタクラの受電遮断器は予変の受電遮断器が投入位置でないと投入できないインターロックが組んである。
（b）電源融通時は、これをバイパスしないとメタクラの受電遮断器は投入できない。

遮断器投入許可
a予備変圧器2次側への断路器設置

Aトレン

A-D/G

Bトレン

Aトレン

B-D/G

A-D/G

図8

Bトレン

B-D/G

号機間電源融通の改造◎目的
q予備送電線喪失として規定すべき全ての事象、予変の故障において、電源融通を可能とする。
断路器を設置し、予備変圧器を切り離さないと、予備変圧器故障時には、融通すべき電気が全て故障ポイントに流れ込んでしまい号機間の電源融通が行えない。
w電源融通時に流れる変圧器の励磁投入電流を防止する。
予備変圧器の充電時には、電圧位相と残留磁束に従った励磁突入電流が流れるため、ＤＧからの給電が不能となる恐れがある。

71

り，近年，4 トレン構成の採用や代替交流電源設置

3.2.6

直流電源系の監視等の設計強化を実施しつつある．この問題に対する対応策の 1 つとして，アクシデントマネジメント策

直流電源系の機能喪失はプラントの運転に重大なで検討されている号機間電源融通が考えられる．し影響を与えることから，その徴候を事前に的確に把かしながら，全交流電源喪失事象および停止時に考握し事故を未然に防止する必要がある．

えられる事象に対応するには，予備変圧器 2 次側の米国では，安全系直流電源の設計妥当性に関し，断路器の設置と，遮断器インターロックバイパスス

NRC は評価検討を一旦完了したが，1991 年の GLイッチの設置が有効である（図 8）．

では更にその問題に関する追加対策等の要否を明らかにするため，発電所に質問を投げかけ回答を求め

3.2.4

RCP UV/UF 検出回路用電源の分離た．

米国では，一次冷却材ポンプ(RCP)電源の UV/UF

その結果に基づいて，直流電源の監視性および保（低電圧／低周波数）検出回路が非安全系であり，守･管理について，国内プラントの実態調査を実施

出力接点信号を分離しないでソリッドステート原子した結果，信頼性向上の観点から以下の 2 点を推奨

炉保護系（SSPS）に入力している．そのため，地する．

震時に複数の UV/UF 検出回路側で地絡が発生する（a）中央制御室からの母線状態の監視と，安全系である SSPS の電源が 2 トレンとも機能

通常運転中に均等充電等の蓄電池の保守を実施喪失する可能性があるという指摘が 1991 年に IN にしており，「充電器出口端の電圧監視」およびよってなされたが，国内プラントでは，UV/UF 検「母線電圧の監視」が重要となるが，外部電源出回路と内部電源回路は分離しており問題はない．

喪失を想定した場合に，母線電圧が定格に維持しかしながら，安全系直流電源２系統より給電しされていることを確認しておく必要がある．従ているプラントでは，信頼性向上の観点から，って，中央制御室における「充電器出口端の電UV/UF 検出回路用電源をそれぞれ異なる電源から圧監視」および「母線電圧の監視」ができない供給することを推奨する．

プラントについては監視計器設置等の対策を推奨する．

3.2.5

過大温度△ T トリップ回路のスケーリング変更（b）均等充電時のドロッパ盤使用状態の監視
均等充電時の外部電源喪失を想定した場合，母米国では，過大温度△ T トリップ回路の設定値演線電圧の低下を招くため，ドロッパ盤が電圧を算回路において，Ｔavg 信号に関する計器のスケーリ定格に維持する制御機能の追加，または，ドロング（ゲイン設定）が不適切であり，場合によってッパ盤使用状態の中央制御室での表示が必要とはトリップ設定値がトリップに必要な値まで下がる考えられる．

前に飽和するという非安全側の動作に関する通知が1991 年に IN によってなされた．補足として 1992 年に「安全解析の想定事象については問題ないが，計器の再設定によって，非安全側の動作は回避できるとの結論を得ている．」という WH 社の検討結果が通知された．
本事象は直ちにプラントの安全性に影響するもの

3.2.7

遮断器の全分解点検の実施による経年劣化の把握

米国では，General Electric 社製磁気遮断器が機構部のグリス固化が原因で動作しなかった事象に関する通知が 1996 年に IN によってなされた．

ではないが，安全保護系の計測制御回路が，設計で遮断器を設置してから長期間経過するプラントも考慮していない非安全側の動作があることは好ましあり，グリス固化が懸念されるものの，現状の遮断くないため計器の再設定を実施することを推奨す

器の保守は，定期的な分解点検で，主に各部の状態る．

確認と，機構部は分解せずに注油のみを行っている．
長年，注油を一切行わず運用した場合には，経年劣72化によりグリス固化し動作不能が懸念されるが，定文献期点検で注油を行っている場合の経年劣化状況が把握されておらず，また，各部品の摩耗状況等についても把握されていない状況にある．
従って，経年変化状況を確認するため，代表遮断器で，駆動部を含めた全分解点検を実施し，経年劣化状況調査を行い，その結果に基づいて，最適な保守計画の策定を推奨する．

（1）麻坂顯一

加藤啓之

木田正則

原信一

熊田雅充，非常用炉心冷却系（ECCS）作動事象の分析，INSS Journal No.2, 1995
（2）木田正則

橋場隆，原子力発電所における弁不具合事象の分析，INSS Journal No.3, 1996
（3）Code of Federal Regulation（CFR）Title 10 Part
50. 73（a）（2）（iv）（4）電気事業法第 106 条，電気関係報告規則第 3 条，

4.

まとめ

原子炉等規制法第 67 条，実用発電用原子炉の設置･運転等に関する規則第 24 条第 2 項

電気計装設備はプラントの安全で効率的な運転に重要な役割を担っている．この電気計装設備の信頼（5）Code of Federal Regulation（CFR）Title 10 Part
50. 36性向上を図るため，国内および米国の電気計装設備（6）NRC 原子炉規制局が適宜発行する通知

不具合事象データベースを構築し，傾向把握などの（7）NRC が 1954 年原子力法第 182 条 a 項に基づき分析を行った．その結果，不具合の多くが「試験」発行する通達で検出されていることから，「国内における試験の（8）NRC 原 子 炉 規 制 局 が Code of Federal

あり方を作業平準化や定検短縮の観点から見直す」

Regulation（CFR）Title 10 Part 50. 54（f）に基という今後の新たな調査課題がクローズアップされづき発行する文書た．
電気計装設備の不具合が原子力プラント出力に与える影響を勘案して評価を実施し，国内プラントへの反映の要否について検討し，再発防止対策７件を策定した．