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海外原子力発電所における不具合事象の傾向分析（２００３年）
Analysis of Adverse Events occurred at Overseas Nuclear Power Plants in 2003
宮崎＊孝正（Takamasa Miyazaki）

伏見＊康之（Yasuyuki Fushimi）

佐藤＊正啓（Masahiro Sato）

高川＊
健一（Kenichi Takagawa）

島田＊宏樹（Hiroki Shimada）

嶋田＊
善夫（Yoshio Shimada）

要約 海外の原子力発電所で発生した事故故障には，わが国の原子力発電所の安全性や安定運転の向上に参考となる事象があり，原子力安全システム研究所では，米国を中心に欧州を含めた海外の事故故障情報を入手して分析評価し，類似の不具合事象が国内の PWR 発電所で発生することを防止するための改善提言を行っている．
２００３年の１年間には約２８００件の不具合情報を入手し，これらを分析評価して９件の改善点を電力に提言している．本稿では，２００３年における不具合事象の個別分析結果の概要と，不具合事象の発生傾向を分析した結果を紹介する．傾向分析は，個別分析した事象約１６００件について，機械，電気，計装，運転の分野毎に，不具合の原因，故障した機器・部位，等について行った．また，海外の不具合対策の内容から，国内に反映する教訓抽出の可能性についても検討した．
本稿は，PWR 発電所の安全性向上と安定運転に資するため，海外不具合事象の全体傾向をとりまとめたものである．
キーワード

海外原子力発電所，不具合事象，事故・故障，傾向分析，改善提言

Abstract
The adverse events that have occurred in the overseas nuclear power plants can be studied
to provide an indication of how to improve the safety and the reliability of nuclear power plants in Japan. The
Institute of Nuclear Safety Systems (INSS) obtains information related to overseas adverse events andincidents, and by evaluating them proposes improvements to prevent similar occurrences in Japanese PWRplants. In 2003, INSS obtained approximately 2800 pieces of information and, by evaluating them, proposednine recommendations to Japanese utilities. This report shows a summary of the evaluation activity and of thetendency analysis based on individual event analyzed in 2003. The tendency analysis was undertaken on about
1600 analyzed events, from the view point of Mechanics, Electrics, Instruments & Controls and Operations,about the causes, countermeasures, troubled equipments and the possible of lessons learnt from overseas
events. This report is to show the whole tendency of overseas events and incidents for the improvement of
the safety and reliability of domestic PWR plants.
Keywords

1.

nuclear power plant, adverse event, event and incident, analysis of tendency, trend analysis,improvement proposal

はじめに用率の向上が進められている．
原子力安全システム研究所（以下 INSS）の原子力近年，米国の原子力発電所の設備利用率は９０％を情報プロジェクトでは，設立以来，米国を中心に海超えわが国よりも高い値を示している．このこと

外の原子力発電所で発生した事故故障（以下，不具は，わが国の原子力発電分野には米国から学ぶべき合事象という）に関する情報を入手・分析評価して，点がまだ少なからずあることを示している．米国で関西電力と北海道電力の PWR 発電所に対する改善提は，原子力発電運転協会（INPO : Institute of Nuclear

言を行い，同種不具合の発生防止を図ることによっPower Operations）や世界原子力発電事業者協会て発電所の安全・安定運転向上に貢献してきている．

（WANO : World Associations of Nuclear Operators）が２００３年には電力より約２８００件の情報の提供を受け，中心となって，不具合情報を収集し改善に結びつけ分析評価して９件の改善を電力に提言している．

る不具合反映活動が活発に行われ，安全性や設備利＊ （株）原子力安全システム研究所

技術システム研究所

本稿では，２００３年に実施した個別不具合事象の分80析結果の概要を示すとともに，個別分析結果に基づ

2.2

INSS における分析評価の特長

く不具合事象全体の傾向を紹介し考察を行った．分析対象の事象約１６００件を機械・電気・計装・運転の原子力発電所の運転・保守経験を持つ電力社員が分野毎に，不具合の原因・発生機器・故障部位・対INSS に現役出向して不具合反映要否検討に従事して策内容等の傾向分析するとともに国内反映の可能性いることから，次のような特長がある．

についても述べた．

①現場経験を活かして不具合分析を行い，現場の身これまでに海外の不具合事象に関する傾向分析も幾つか行われてきたが(1),(2),(3),(4)，全体を総覧する傾

向分析を行ったのが今回の特色である．に立った具体的な改善対案を提言できる．
②設備面だけでなく運用面も含めた両方の検討ができる．
③ 電力事業者の立場（経済性，効率性等を総合勘案）

不具合事象分析活動の概要

2.

で改善提言を行える．
④発電所との人事交流により INSS での分析経験が発

2.1

個別事象の分析の流れ電所業務で活かせる．
⑤ INSS の他の研究プロジェクト（社会システム研究(1) 入手情報所を含む）の協力を得た提言ができる．

海外の原子力発電所で発生した不具合事象は様々なルートや形態で発信されており，米国原子力規制

2.3

不具合事象のデータベース化委員会（NRC）は不具合情報を公開しているので一般でも入手することができる．INSS では，この NRC

個々の不具合事象はコンピュータ登録されてデー情報以外に，INPO，WANO が発信している不具合情タベース（DB）化し，過去の類似事象・改善提言の報を主な情報源としている．NRC 情報を除く INPO確認・問合せ対応・傾向分析等に利用している．

情報，WANO 情報は非公開であり入手は会員に限定

INSS の DB（原子力情報データベース）に登録されされているが，INSS は電力の一部としてこれらの情ている内容は，原文情報，評価内容，事象分類等で，報を入手している．

図２に示すように個別事象の分析過程で DB 化される．

(2) 情報選定・分析評価・改善提言
入手した不具合情報には重要な事象と軽微な事象が混在しているので，有益な情報（事象）をスクリーニングすることが必要である．スクリーニングさ情報れた不具合事象について，国内 PWR の現状を基に反映要否を検討し，必要な場合には電力に改善提言を行う．この不具合分析の流れを図１に示す．なお，
改善提言は PWR 発電所を対象にしているが，分析対入手検討対象
情報の抽
出情報の詳細分
析情改報

善分

策

析を会提議

言

象の不具合事象としては PWR と BWR 両方を取り扱っている．

データベース（DB）
図２

海外の不具合事象

不具合情報の DB 化

INSS情NRC 情報報
INPO 情報

WANO 情報電
中研関電

入手ス
クリーニン
グ分
析・評
価対策
案
提言

関電︑
北電

2.4

入手情報量の変遷

これまでに入手した１９９８〜２００３年の暦年毎のNRC 情報，INPO 情報，WANO 情報の入手数の変遷を図３に示す．

必要により問合せ（国内外の発電所、メーカ、等）

図１

不具合分析の流れ（〜２００３年）

81

同一不具合事象に対して複数の情報が発信されるた入手情報件数めである．INSS では全ての不具合情報をチェックし

3000
2500
2000
1500
1000
50001998

改善に役立つ点の有無を確認しているが，INPO 情報NRC
WANO
INPO
1999

2000

2001

2002

2003

する前にスクリーニングし，分析対象外としている．
分析した事象数に対して改善提言にまで到る割合は低く，２００３年では９件が改善提言につながったのみ

暦年図３に含まれる軽微な事象については，詳細検討を実施

海外からの入手情報件数の推移である．このように，大部分の不具合事象は国内反映の必要はなかったと判定されるが，反映不要を確

この図から，米国の INPO 情報発信数（＝入手情報認することも重要である．

件数）は年々増加し，あたかも不具合事象が増加し改善提言の９件については，それが発電所の安全ているように見える．しかしながら，図４に示すよ性や安定運転にどの程度効果があるのかを参考に算

うに，米国の設備利用率や安全系作動率は逆に年々定している．効果の尺度としては炉心損傷頻度（CDF）(4)(6)．このことから，実際の不具合事と自動トリップ頻度（APTP） を用いており，２００３年象は減少し，単に不具合事象の発信（開示）数が増の改善提言についての算定例を表２に示す．なお，加しているだけ，と見る方が正しいと考える．つまり，安全性や安定性を算定しにくい事項もあり，すべて従前は発信していなかった軽微な不具合情報まで発の項目について算定できるものではない．

良くなっている

信するようになったことが，直接・間接的に設備利用率や安全系作動率の改善に寄与していると推定さ

表２

れる．

安全性の向上（△ CDF）

100

0.4
0.3
0.2
0.1
090
8070

安全性の向上（△ APTP）

設備利用率（％）①

6.2E−10／炉・年（0.2％）

1.8E−３／炉・年（1.7％）②4.3E−14／炉・年（≒0％）≒0／炉・年（≒0％）

安全系作動（平均回/炉年）③5.3E−11／炉・年（0.01％）≒0／炉・年（≒0％）

④−

−

⑤−

−

⑥

≒0／炉・年（≒0％）

−

⑦−

−

⑧4.1E−４／炉・年（約1000倍）−⑨

3.5E−10／炉・年（0.1％）−

1998 1999 2000 2001 2002
暦年図４

改善提言の有用度

米国の設備利用率と安全系作動率の推移

2.5 ２００３年の不具合分析結果△ CDF ＝炉心損傷頻度の差分

２００３年（１〜１２月）に入手した不具合情報から分

△ APTP ＝自動トリップ頻度の差分

3.

不具合の傾向分析

3.1

対象とする不具合事象

析し提言した結果を表１に示す．
表１ ２００３年の分析結果
入手情報数2852 件（100％）

２００３年の１年間（１〜１２月）に入手し分析した不評価対象事象数

2374 件（100％）

具合事象１６０６件分（表１参照）について傾向を分析

分析対象外

768 件（32％）

した．不具合事象は職能・不具合原因・発生設備（機分析対象

1606 件（68％）

器，部品）等が分類されて DB 化されており，この（分析中）（73 件）（対策不要）（1527 件）

（対策要）
改善提言件数（6 件）
9件（過年度分を含む）

DB 内容を基礎として更に展開しながら分析を行った．

3.2

職能別分類

不具合事象を職能別に分類した結果を図５に示す．
職能は，発電所の係単位に相当する区分であるが，入手情報数に対して評価対象事象数が少ないのは，この分類方法は設備と運用の両方の不具合を対象に82扱うのに便利な分類方法である．機械関係は，PWR

表３

発電所の職能との関係で，１次系を「原子炉」，２次系を「タービン」に区分しているが，以下の各項では機械として取り扱う．なお，一つの不具合事象をハード関係が原因の不具合

不具合原因の分類方法

不良設備

設計不良，製作不良，初期施工不良による設備の不具合

経年劣化

寿命を超えて使用したことによる設備の不具合
原因が特定されてない設備の不具合

保守不良

保守部門の人的ミス・手順書不備により発生した不具合

運転不良

運転部門の人的ミス・手順書不備により発生した不具合

複数の職能に重複計上していることがある．
安全2％

化学2％

放射線管理
3％

ソフト関係が原因の不具合

その他
1％

自然災害等により発生した不具合．詳細不明．

外部要因，その他

電気
24％

燃料
5％

●炉内構造物

発電15％●原子炉圧力容器

N ＝ 1844

●配管装置

計装
17％

タービン
15％

●タンク・槽・他

経年劣化●/△弁装置不良設備
運転不良●/△熱交換器・冷却器・冷凍機

保守不良△ポンプ装置原子炉
16％△ディーゼル発電機装置△主タービン装置

図５ 不具合事象の職能別の分類

0％ 20％ 40％ 60％ 80％ 100％

3.3

機械

図７（機械）不具合装置の不具合原因

職能別で分類された機械（原子炉，タービン）の

図７からは，静的機器（●印）ではハード不具合（特不具合５３４件を不具合が発生した装置別に分類したもに経年劣化）が多く，動的機器（△印）ではソフトのを図６に示す．発電所での設置台数が多い弁・ポ不具合（特に保守不良）が多い傾向が見られる．

ンプ・配管に不具合が多く見られる．

3.4
タンク・槽・他
2％

その他
20％

弁装置
25％

主タービン装置
3％
炉内構造物
1％

電気関係の不具合４４９件を不具合が発生した装置別に分類したものを図８に示す．

その他
12％

N ＝ 534

原子炉圧力容器
5％
ディーゼル
発電機装置
8％
熱交換器・冷却器装置
・冷凍機 8％電気ポンプ装置
16％
配管装置
12％

図６（機械）不具合の発生装置
これら不具合発生装置を表３に示す不具合原因で分類し，ハード関係（経年劣化，不良設備）の不具

インバータ
4％
母線・ケーブル
4％
バッテリー
5％
変圧器
5％
制御棒駆動装置5％
ディーゼル発電機
5％

遮断器
17％

N ＝ 449

弁発電機10％
7％

モータ
13％

制御・保護装置13％

図８（電気）不具合の発生装置

合とソフト関係（保守不良，運転不良）の不具合に分け，それを両者の比率順に不具合装置を並べたものを図７に示す．

不具合の発生した装置を，不具合の発生原因としてハード関係不具合（経年劣化，不良設備）とソフ
ト関係不具合（運転不良，保守不良）の比率順に並83

べてみると，図９のようになった．機械関係の場合

ト不具合（４５％）とほぼ同じ割合である．ソフト不と同様に，静的機器（●印）ではハード関係不具合（特具合では「保守不良」が最も多く，これを更に分類に経年劣化）が多く，動的機器（△印）にはソフト

すると「人的ミス」と「手順書不備」が１／４ずつ関係不具合（特に保守不良）が多いという傾向が見を占め，残り半分は，人的ミスや手順書不備が複合られる．

した事象や情報内容であり，分類が困難な事象であった．

●制御棒駆動装置●インバータ

保守不良内訳

●変圧器

人的ミス

9％

●母線・ケーブル●△弁

経年劣化△発電機不良設備△ディーゼル発電機

運転不良●制御・保護装置

保守不良●バッテリー
△遮断器
0％

20％

40％

60％

80％

23％

その他

対象 : 319件
ハード
不具
合△モータ

手順書不備

50％

40％

21％

27％

5％

25％

保守不良

ソフト
不具
合

運転不良
経年劣化
不良設備

100％

その他

図９（電気）不具合の原因
図１１（計装）不具合の原因
不具合原因には「保守不良」が多いことから，不具合発生の多い上位４設備について，保守不良の内訳を更に層別したものを図１０に示す．

ハード不具合では「経年劣化」が最も多く，この事象６８件を部品レベルで分類した結果を図１２に示す．
ここでは，コンデンサやポテンショメータが多く見100％られる．国内の場合，コンデンサは定期取替を実施

70％
60％

1040％

730％10％しており，また，ポテンショメータの不具合は経年
01250％

20％

14110％
遮断器

5810406624020

人的ミスマニュアル不備
その他
調整不良
絶縁不良
未点検
組立不良

劣化とされているが，一般に設計寿命は長いことから，使用条件（電流等）が製品仕様を越えていたことが原因ではないかと推定される．したがって，これらは国内反映の必要ないと判断された事象である．

6モータ 制御・保護装置 発電機

図１０（電気）保守不良の内訳
図１０と個別事象の分析内容から，次の点が伺える．
○「組立不良」が多いのは保守要員の技量不足が原因であり，「人的ミス」が多いのは保守要員の知識不足が一因である．これらの背景には熟練者の不30
252015105028

643

対象

68件

321822
不
明

1080％

4

その他

8（電解）コン
デポン
テサン
シ
ョメー
半タ
導体
素子
電気的接続部
固定抵
抗器
ヒューズス
イッ
チ

90％

図１２（計装）経年劣化した部品足が存在すると考えられる．
○「未点検」や「絶縁不良」の発生は予防保全を行

不具合対策の内容を分類したものを図１３に示す．っていないことの表れであり，保守方法が事後保改善を伴わない場合と改善を伴う場合の２つに分け全型であることの結果と考えられる．

ると，改善無（４８％）の方が改善有（４３％）よりもやや多い．改善を伴わない場合は「機器・部品交換（同3.5計装等品への交換）」が最も多く，改善を伴う場合の対策では「手順書整備」が最も多く見られた．この対計装関係の不具合３１９件を不具合の原因別に分類し策の内容を，更に，ハード不具合および経年劣化のた結果を図１１に示す．ハード不具合（４６％）はソフ不具合の両者について見てみると（図 14），改善を伴84

わない割合が更に増加し，同等品への交換で収束さ22％せる傾向が強くなっていく．

送電事故関連7％

運転操作不具合以外

詳細な原因調査をせず同等品への取替で収束させマニュアル不備
11％

N ＝ 283

る対応が多いことは，計装品に対しては，予防保全

運転操作不具合の時間計画保全（点検，調整，定期取替，等）を行

その他
11％

うのではなく，状態監視保全や事後保全（故障したN ＝ 222

人的ミス
保守 設備不良
保守・設備不良78％
12％時のみ交換・調整）を主体とした保守を実施してい59％
人的ミスが約 6 割ることが伺える．
図 15（発電）不具合の原因

9％
9％

23％

11％ 対象 : 319 件
17％
23％

改
善
無機器・部品交換

改善
有

手順書整備

図１６に示すが，「チームモニタ不良（＝操作者に対す教育・訓練る上司・同僚の指示・監視が不十分）」が最も多い．

点検・調整・検査
修理・加工

運転員の人的ミス（ヒューマンエラー）の原因を，更に要因分類（INSS 独自の７分類基準）したものを設計変更
その他

8％

コミュニケー
ション不良
10％

図１３（計装）対策の内容（１）

3％

14％

8％
8％
9％

47％

13％
14％

39％

4％

7％
12％
10％

改善
無機器・部品交換

改善
有

手順書整備

点検・調整・検査不明
5％

チームモニタ不良
22％

N ＝ 135

自己満足
11％

セルフチェック
不足
18％

修理・加工
知識不足
13％

設計変更
教育・訓練
その他

12％

違反
6％

危険予知不足15％

図１６（発電）人的ミスの要因

外側 : ハード不備（160 件）
内側 : 経年劣化（91 件）

図１４（計装）対策の内容（２）

運転員の人的ミス（ヒューマンエラー）を，その発生時期（運転中か停止中か）で分類したものを図１７に計装関係不具合では，改善や原因調査をせずに同示すが，「チームモニタ不良」は停止中に多く発生し等品交換で収束させる事例が多く，この様な事例かているという特長がある．この背景には，停止中（定らは国内反映に繋がる改善点は抽出できない．この他，期検査中）は業務が輻輳していることも影響している．

改善を行った場合でも固有設備や特異保守の事例が「チームモニタ不良」については，別途，INSS で防止多いことや，海外で取られている対策に多い手順書対策を検討している ．

(7)

整備には国内で既に充実している場合が多い，等もあり，計装関係では改善提言につながる事例は少ない．

違反
運転中

3.6

発電

発電（運転）関係の不具合２８３件を原因別に分類す
ると，運転操作不具合が８割程度で，このうち運転員の人的ミス（ヒューマンエラー）が６割程度となっている．（図１５参照）

要因分類

自己満足

停止中

コミュニケーション不良
知識不足
危険予知不足セルフチェック不足
チームモニタ不良
05101520

図１７（発電）人的ミスの発生時期

2530

85

非常用ディーゼル発電機

3.7

新しい不具合反映活動の取り組み体制

4.

前項までは職能別に分析してきたが，重要な機器最近，海外の不具合事象を検討して国内発電所のの一つである非常用ディーゼル発電機（DG）について，保全品質向上に直結させる仕組みの構築が求められ，機械，電気，計装，運転をまとめて見ると図１８のよPWR と BWR の炉型毎に不具合反映活動を実施するうになる．

体制を構築することとなった．INSS は PWR 電力で職能

ハード
12

機械

ソフト
50

9

電気

N ＝ 691

実績や経験を活かして支援することとなった．また，´
図２０に示すように，検討対象に仏国の ASN（Autorite22
3構成される海外情報検討会に参加して，これまでの＾rete´ Nucle´aire）
de Su

10

情報や海外メーカ情報を加え，国内プラントメーカも検討会に参加することより，3計装3充実した効率的な検討体制が構築された．

1発電24

全体0％

8 220％

経年劣化

35

40％
不良設備

60％

80％

運転不良

PWR 電力海外情報検討会

100％

保守不良

図１８（ディーゼル発電機）不具合の原因
DG の不具合を発生部位別で展開し，更に不具合の多い上位４部位の不具合内容をソフト・ハードに分（関電、九電、四電、北電、原電）

海外の不具
合事
象

けたものを図１９に示す．この図から次のことが分かる．

NRC 情報I N S S （事務局）
スクリーニング
分析・評価
対策案策定
対策実施状況の把握

ASN 情報海外メーカ情報
INPO 情報
WANO 情報オブザーバー

電中研

国内メーカ（必要に応じ）電力で「情報共有」、「スクリーニング」、「検討・評価」、「反映結果フォロー」するシステムを構築①ソフト不具合には高度な技術を必要とする「調整」
図２０２００４年からの分析の流れ「組立て」作業で不具合が多いことから，技量・経5.

験不足が遠因にあると推定される．

まとめ②ハード不具合には点検不足に起因する原因が多いことから，事後保全型の保守が一因であると推定

２００３年に入手した海外原子力発電所の不具合事象を傾向分析した結果を以下にまとめる．

される．

（１）不具合情報の発信数増加と設備利用率や安全指標の向上時期が一致していることから，不具合

14

反映活動の活性化は発電所の安全・安定運転に12運転不良

108

不良設備

6

経年劣化

ソフト寄与するものと考えられる．
（２）海外（主に米国）の不具合事象の傾向から次のハードことが伺える．

AVR

その他

発電器

掃気系

始動系

冷却水系が多く見受けられる．

潤滑油系

多く，静的機器にはハード不具合（経年劣化）

0

制御保護系

2ガバナ

・動的機器にはソフト不具合（特に保守不良）が

機関本体

4

燃料油系

件

保守不良

・電気関係の保守不良の内訳に見られるように，熟練者不足が背景に存在すると考えられる．

上位４部位の不具合内容

・不具合原因には保守不良が多いことから，技量不具合部位

ソフト

ハード

燃料油系
（ポンプ、タンク、調整機構）

調整不良（7/11）−

機関本体（シリンダ、ピストン、軸受）

組立て不良
（5/5）

振動による緩み（5/6）

ガバナ（電気ガバナ、機械ガバナ）

−

電源ノイズ
（4/9）

制御保護系
（制御回路、保護回路）

調整不良
（2/4）

接点劣化
（3/4）

図１９（ディーゼル発電機）不具合の発生部位

不足が一因と考えられる．
・予防保全型よりも事後保全型の保守である．
（３）計装関係で国内反映に繋がる事例が少ない背景には次の点が挙げられる．
・原因調査のない事例が多い．

86

・改善がないままの同等品への取替が多い（教訓がない）．
・固有設備，特異保守が多い．
（４）今後の課題
・PWR海外情報検討会の活動推進
・傾向分析の方法の探索
・海外と国内の不具合発生傾向の比較

文献（１）麻坂顕一，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，vol.2，p.169，(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 vol.3，p.177，(1996)（３）奥田恭令，「軽水炉の熱疲労による不具合事象の分析」，INSS Journal vol.7， p.88，(2000)（４）NUREG/CR-6644､ "Performance of Safety-Related
Power - Operated Valves Under Operating Conditions ,p.17, USNRC，（1999）（５）NUREG-1350， Volume 15， "NRC Information
Digest 2003 Edition"， USNRC，(2003)（６）嶋田善夫，河合勝則，鈴木浩史，「加圧水型原子炉の自動トリップ確率評価モデルの開発」，INSSJournal，vol.8，p.71，(2001)（７）高川健一，「海外の原子力発電所における運転員ヒューマンエラー事例の新しい分類と利用しやすい事例シートの作成」，INSS Journal，vol.11，
p.95， (2004)