美浜のトラブル情報

定格熱出力一定運転中の美浜発電所2号機において、3/19 12:00頃に中央制御室で、カメラにより格納容器内の再生熱交換器室内に水の滴下を確認したことから、漏れ箇所の特定や詳細な点検調査を行うため、同日21:55に原子炉を停止した。その後、本日（3/23）までに、漏えい箇所の目視確認及び浸透探傷検査を実施した結果、原子炉冷却系統への充てん水が再生熱交換器へ流れる手前で分岐しているベント配管の溶接部に長さ約26mm（周方向）の傷の指示模様が認められ、当該安全上重要な機器が発電用原子力設備に関する技術基準に適合していないことが確認された。なお、滴下した水については、格納容器内に留まっており、本事象による外部への放射性物質の影響はない。原因について調査を行った結果は以下のとおり。・傷が確認された配管の浸透探傷検査を実施した結果、外表面の溶接部中央に約26mm、内表面の溶接部と管台母材との境界付近に約15mmの指示模様を確認した。・破面の拡大観察を行った結果、疲労によるき裂の特徴であるビーチマーク及び組織状模様が見られ、配管内面でき裂が発生し、外面に進展したと推定した。・当該配管について、充てんポンプの運転時に発生する振動の影響を調査した結果、当該配管の固有振動数（22.0Hz）が、定期検査において100%出力で充てんポンプを運転する際の振動数（21.8Hz）の共振範囲内にあり、運転時間に応じた疲労強度を上回る応力が発生することが確認された。・また、一旦き裂が発生した場合、充てんポンプの通常運転状態（約80%出力）における発生応力においても、き裂は進展することが確認された。・一方、平成10年に大飯発電所2号機で発生した小口径の分岐配管のトラブルを受けて策定された管理マニュアルに従って、平成11年以降、当該配管を含む小口径の分岐配管は、仕様変更時の振動計測等の振動対策に係る管理を実施してきた。・しかしながら、今回、当該配管の点検履歴を調査したところ、第22回定期検査（平成17年）において、当該配管の弁のハンドルを従来のものより重いものに交換したものの、振動計測による影響の評価を行っていないことが確認された。（交換前の当該配管について、問題ないことは確認されている。）

美浜発電所１号機は、定期検査における調整運転中のところ、１１月１２日１９時４０分から電気出力を上昇させるためにロードリミッタスイッチを操作したところ、発電機出力が急激な上昇傾向を示した。このため、ロードリミッタスイッチや弁の制御回路等の点検を行ったが、異常が認められなかったため、同１３日７時００分に出力降下を実施し、同７時０８分に発電を停止した。本事象に伴い、原子炉出力は１７万９千キロワット（定格熱出力の１７．４％）から６万３千キロワット（同６．１％）まで変化した。原因について調査を行った結果は以下のとおり。・要因分析の結果、以下のように、ロードリミッタ本体内部の摺動部へ異物が混入した可能性が高いと評価された。・ロードリミッタを含む調速装置は、現場において、定期検査ごとに取り外した上で、油系統側の異物の除去を行ってから、再度取り付けを実施しており、調速装置を取り外した際に、油が通る開口部から、調速装置と制御ブロックの合わせ面に塗布している液状シリコンガスケットの破片が異物として混入した。（調速装置の工場における分解点検は、４定期検査に１回実施。）・混入したシリコンガスケットの破片が、ロードリミッタの操作中に、ロードリミッタ本体とピストンとの間隙部に挟み込まれた。・異物の挟み込みにより、ピストンの動作が緩慢となり、ロードリミッタ内の油圧が急激に変動し、その油圧に応じて蒸気加減弁が動作することによって、発電機出力が急激に変化した。・その間、タービンに流入する蒸気量が変化することによって、原子炉出力も追従し変化した。

定期検査中、蒸気発生器１次冷却材出入口管台溶接部について、超音波探傷試験を実施した結果、１台の入口管台溶接部において傷が確認され、技術基準上必要な板厚を下回っている部分があることを確認した。 調査の結果、取替用蒸気発生器の製作時、蒸気発生器入口管台溶接部の内表面の凹凸を除去するために機械により切削加工した際、ごく表層部において高い残留応力が発生し、その後、運転中の環境下で応力を受けたことによりPWSCC（１次冷却材環境における応力腐食割れ）が発生、進展したものと推定。

第２１回定期検査の調整運転中に発生したB−湿分分離加熱器加熱蒸気ドレン管温度計管台溶接部からの漏えいの対策として、別系統の同一部位の補修等のため、９月２９日１７時１５分から出力降下を開始したところ、１９時０８分、A−１次冷却材ポンプの「スタンドパイプ水位注意（水位低）」警報が発信した。このためスタンドパイプへの水補給を実施したが、１９時４３分に再度、同警報が発信したため、格納容器テレビモニタにより確認した結果、同ポンプのスプラッシュガード部から水が漏れていたことから、原子炉を手動停止した。調査の結果、同ポンプの第３軸シール部のシールリングスプリングのばね力が使用期間を通じ徐々に弱まり、事象発生時にはシール部における押さえ力が摩擦力（反対方向に働く力）を下回る状態であったことが確認された。この状態で、格納容器内の温度変化等の要因によりシールランナが軸方向に熱伸びして動いた際にシールリングが追従しきれなくなり、シート面の開きが生じたため、シール水の漏えい量が増加したものと推定された。また、これに伴いシール水がスタンドパイプから軸シール部に補給されたが、シール水回収ラインからの回収能力を上回ったため、スプラッシュガード部から漏えいしたものと推定された。

伊方１号機の原子炉補助建家排気筒にひび割れが発見された事象（H１６．１２．２４）に対する点検として、定期検査中に、補助建屋排気筒の目視点検を実施していたところ、アニュラス部（屋外）にある補助建屋排気筒底部に取り付けられているドレン配管２本が外れていることを確認した。また、当該排気筒底部の一部にひび割れが認められた。調査の結果、排気筒内を流れる排気による底板の振動により、溶接部厚さが薄い箇所で疲労限を超える繰返し応力が働いたため、疲労割れが発生したと推定された。その後、溶接部の割れが周方向に広がる過程において、当該排気筒底板にも繰返し応力が加わり、底板にひび割れが発生するとともに、最終的に延性破壊によりドレン管が底板から外れたものと推定された。

定格熱出力一定運転中、原子炉補助建屋地下１階の充てんポンプ室で、B−充てんポンプのマニホールドカバーのボルト３本の折損が発見された。また、３月２１日に当該ポンプの別のマニホールドカバーのボルト１本の折損を確認した。調査の結果、前回の定期検査において、当該ポンプの開放点検後の組み立て時に、吸い込み側マニホールドカバーボルトについて、適正な締め付け力が確保されていなかった。このため、ポンプの運転に伴う圧力変動により、ボルトに疲労限を超える変動応力が加わり、き裂が発生・進展し、折損・損傷に至ったものと推定された。

平成１６年９月５日より点検停止中、超音波によるタービン動補助給水配管の肉厚を測定したところ、A蒸気発生器側の流量制御弁の上流側溶接部近傍及びB蒸気発生器側の流量制御弁の下流側配管溶接部近傍の一部において、厚さが各々、５．７mm及び５．６mmであり、当該部位について報告対象となる厚さ（５．８mm未満）に至っていることを確認した。原因は、建設時の配管内面切削加工の際に、当該配管と開先加工装置との間に僅かな芯ずれにより偏心が生じたことから、部分的に報告対象となる厚さに至る薄肉部の箇所が生じたものと推定された。

定格熱出力一定運転中、「火災報知器動作」警報が発報した後、「３A　SG給水＜蒸気流量不一致トリップ」警報が発報し、原子炉が自動停止した。また、現場にいた協力会社の作業員１１名が火傷で熱傷（うち５名が死亡）した。調査の結果、タービン建屋２階の天井付近にある復水配管（第４低圧給水加熱器から脱気器の間）が破損（破口）しており、そこから２次系の復水（蒸気）が漏えいしたものと判明した。原因は、関西電力（株）、三菱重工業（株）、（株）日本アームによる原子力施設の不適切な管理から、当該配管が減肉していた事実を見落としてきた過誤とともに、各社の不適切な管理・品質保証活動にあった。

調整運転中、加圧器スプレイ配管に取り付けられたベントラインの閉止栓からの漏えいを確認したため、点検のため原子炉を停止した。調査の結果、加圧器スプレイ配管ベント弁の締め付け不足と系統昇温時の熱膨張差（弁棒と弁箱）により弁体を押さえる力が低下したため、プラント起動時に当該弁のシート漏れが生じたこと、また、閉止栓のOリングが損傷していたことから、漏えいが発生したものと推定。

定格出力で運転中、B系統の高圧給水加熱器のドレン流量の増加傾向が継続し、当該加熱器伝熱管からの漏えいの疑いがあることから、電気出力を定格出力の約７５％に降下。調査の結果、１本の伝熱管に開口部が確認された。当該部から加熱器内に給水が漏えいし、ドレン流量が増加したものと推定される。

定格出力で運転中、１１／１２から１次冷却材ポンプ封水注入ラインベント弁溶接部付近より漏えいしているのを発見したため所要の措置を行い運転を継続していたが、封水注入量等が変化したため原子炉手動停止。　調査の結果、当該溶接部の溶接不良に加え、封水注入量を調整する弁から発生した圧力脈動等により当該溶接部に繰り返し応力が発生したため、高サイクル疲労により割れが発生・貫通し漏えいしたものと推定。

　調整運転中、２次冷却系主給水管の配管点検用プラグ（放射線検査用栓）からの微少な蒸気漏れを確認。点検・補修を行うため原子炉手動停止。　原因は、当該プラグの溶接施工時の溶接棒の管理が不充分であったこと等により割れ（低温割れ）が発生、その後のプラントの運転に伴い割れが進展・貫通に至ったと推定。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦流探傷検査の結果、高温側の管板直上部において有意な指示を確認。　原因は、前回定検時の溶断作業において発生した２次生成物が、当該伝熱管に接触し摩耗が生じたものと推定。

出力上昇中（電気出力約２０％）、発電機電圧が低下したため、回復操作を行っていたところ、「発電機界磁喪失リレー」が動作したことにより発電機自動停止。これに伴い、原子炉自動停止。原因は、永久磁石発電機から自動電圧調整装置へ出力するケーブル１相の接続端子の締め付け不十分により、端子部で発熱し、端子板が焦げた。これにより端子のナットがゆるみ、断線状態になったと推定。

定格出力運転中、化学体積制御系の抽出水配管から一次冷却材が少量漏えいが認められたため、原子炉手動停止。原因は、一時的な圧力低下操作時に減圧オリフィス部で発生したキャビテーションによりオリフィス内面が減肉し、通常運転中にキャビテーションが発生。これに伴う流体振動による高サイクル疲労により割れが発生・進展。

定期検査中、主蒸気管の水抜き作業を行っていたところ、当該管内で水撃作用が発生し、点検の結果、主蒸気管系統の油圧防振器に損傷を確認。原因は、水抜き作業と平行して主蒸気管への窒素加圧を行うべきところ、連絡不適切により実施されなかったため。

復水器の点検・補修のため出力３３万KWで運転中のところ、格納容器サンプに流入するドレン流量に増加が認められ、余剰抽出系統配管取り出し部からわずかな水漏れが確認。点検調査のため、原子炉手動停止。原因は、当該配管曲げ部において、熱成層の変動に伴う繰り返し熱応力が作用したため。

定格出力にて運転中、復水器に海水の微小な漏れ込みが発生。

定格出力にて運転中、復水器に海水の微少な漏れ込みが発生。

定格出力にて運転中、原子炉格納容器サンプに流入するドレン流量に増加傾向が認められたため、原子炉を手動停止した。原因は、原子炉水位計ハウジングのキャノピーシール部に、製作段階で腐食が発生していたことにより、その後のプラント起動時等の水質環境下で、腐食が進展し、当該部が損傷に至ったため。

定格出力にて調整運転中、第６高圧給水加熱器（B）のドレン流量増加が発生。原因は、当該加熱器のドレン水位設定の調整不足により水位が低く制御されていたため、ドレン冷却部に蒸気が巻き込まれ、ドレン流量が見かけ上増加したものと推定。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦電流探傷検査の結果、管板拡管部、管板拡管境界部及び管支持板部に有意な指示を発見。

タービン弁ステムフリーテストの実施のため、定格出力から出力降下中、A−主給水制御弁に動作不良が認められたため、原子炉手動停止。原因は、当該弁のピストンリングがシートリングに引っかかり、動作不良を起こしたため。

定格出力運転中、復水器空気抽出器ガスモニタの指示値が上昇したため、原子炉手動停止。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦電流探傷検査の結果、管支持板部、管板拡管境界部及び管板拡管部に有意な指示を発見。

定格出力連転中、復水器に海水の微小な漏れ込みが発生。

定格出力で調整運転中、格納容器床ドレンサンプの水位が上昇傾向を示したため、原子炉手動停止。原因は、一次冷却材ポンプ（B）計測用配管取替え工事に伴い配管支持状態が変化したこと、また当該配管の固有振動数とポンプ振動数とがほぼ一致していたことから、振動による応力が増大し、配管溶接端部に亀裂が生じたため。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦電流探傷検査の結果、管板直上部に有意な指示を発見

定格出力運転中、蒸気発生器伝熱管漏えいのため原子炉手動停止。原因は、伝熱管管板上部に局部腐食（ピッティング）が発生したため。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦電流探傷検査の結果、管支持板部、管板拡管境界部及び管板拡管部に有意な指示を発見。

定期検査中、燃料体のシッピング検査の結果、１体の燃料体に漏えいを発見。

出力５．１万キロワットで運転中、「B−蒸気発生器水位異常低」の信号により原子炉自動停止。原因は、B−蒸気発生器の主給水バイパス弁の駆動用空気を制御するブースタリレーの感度調整用絞り弁に異物（シールテープ屑）が残留していたことにより、制御系の特性が変化したため。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦電流探傷検査の結果、管支持板部、管板拡管境界部及び管板拡管部に有意な指示を発見。

定格出力運転中、「加圧器圧力低」の信号により原子炉が自動停止とともに、「加圧器圧力低と加圧器水位低の一致」の信号により非常用炉心冷却装置が動作。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦電流探傷検査の結果、管板直上部及び管板拡管部に有意な指示を発見。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦電流探傷検査の結果、管板拡管部及び管板拡管境界部に有意な指示を発見。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦電流探傷検査の結果、管板直上部に有意な指示を発見。

停止中、燃料集合体シッピング検査の結果、１体に漏えいを発見。

定格出力運転中、給水配管の検査用プラグ部からの水漏れが認められたため、出力抑制。

定期検査中、一次冷却材ポンプ変流翼取付けボルトの液体浸透探傷検査の結果、ひび割れを発見。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦電流探傷検査の結果、管板拡管境界部及び管板拡管部に有意な信号を発見。

定格出力運転中、給水加熱器（５A）の細管からの漏えいが認められたため、出力抑制。

定期検査中、制御棒被覆先端部にひび割れを発見。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦電流探傷検査の結果、U字状曲がり部の振れ止め金具部、管板クレビス部及び管板拡管部に、有意な信号を発見。

定格出力運転中、原子炉格納容器内床ドレン量に漸増傾向が見られたため、点検のため原子炉手動停止。ドレン量増加の原因は、一次冷却材温度測定のための小口径配管のフランジ部パッキンの締付けが不十分であったため。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦電流探傷検査の結果、管板拡管部及び管板拡管境界部に、有意な信号を発見。

定期検査中、低圧タービン動翼の浸透探傷検査の結果、第８段動翼とシュラウドの溶接部に５箇所の指示を発見。

定格出力運転中、巡視点検において、再熱蒸気止め弁（１A）制御用油配管の溶接部からの油漏洩を発見。補修のため出力抑制。

定格出力運転中、B非常用ディーゼル発電機の定例負荷試験において、PT一次側ヒューズの導通不良のため低電圧継電器が動作し、当該ディーゼル発電機がトリップ。

定期検査中、調整運転のため発電機を併入したところ、CTリード線の誤結線により逆電力継電器が動作し、発電機及びタービンが自動停止。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦電流探傷検査の結果、U字状曲部の振れ止め金具部及び小径U字状曲部に、有意な信号を発見。

定格出力運転中、「過大温度△Tパーシャルトリップ」及び「過出力△Tパーシャルトリップ」信号発信。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦電流探傷検査の結果、管板拡管部、管板拡管境界部及びU字曲部の振れ止め金具取付部に、有意な信号を発見。

定期検査中、燃料取出前原子炉内点検で、燃料集合体部品及び制御棒クラスタの損傷を発見。

定格出力運転中、湿分分離加熱器ドレンタンク水位制御系の不調により、当該ドレンが復水器に流入したため、出力低下。

定格出力運転中、「脱気器水位高高」の誤発信により、低圧ヒータドレンポンプが自動停止し、出力低下。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦電流探傷検査の結果、管板クレビス部及び管板拡管部に、有意な信号を発見。

定格出力運転中、高圧給水加熱器（５A）「ドレン流量高」警報発信。点検、修理のため、出力抑制。

定格出力運転中、「過大温度△Tパーシャルトリップ」によるパーシャルトリップ発生。

定期検査中、起動準備のため一次冷却材ポンプ（B）を起動したところ、No３封水戻り流量が不安定なので、点検、補修のため、同ポンプを停止。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦電流探傷検査の結果、管板拡管境界部に、有意な信号を発見。

定格出力運転中、「一次冷却材ポンプ封水戻り流量低」の警報が発信したので、補修のため原子炉手動停止。

緊急時停止装置１基が誤動作したため、出力低下。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦電流探傷検査の結果、管板クレビス部及び管板部に異常信号を発見。

定期検査中、燃料装荷の際、燃料集合体２体に支持格子欠けを発見。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦電流探傷検査の結果、管板拡管部及び拡管境界部に異常信号を発見。

定期検査中、制御棒クラスタ案内管支持ピンの超音波探傷検査の結果、損傷を発見。

定期検査中、燃料集合体シッピング検査の結果、１体に漏えいを発見。

定期検査中、低圧給水加熱器のヒータドレン入口受衝板の損傷を発見。

調整運転中、蒸気発生器伝熱管からの漏えいを発見。調査のため原子炉手動停止。

制御棒駆動装置制御回路不調のため、出力降下。

ほう酸ポンプ出口逆止弁出口側に粒界型腐食を発見。

調整運転中、蒸気発生器伝熱管からの漏えいを発見、調査のため原子炉手動停止。

定期検査中、蒸気発生器伝熱管の渦電流探傷検査の結果、管板部及び支持板部に異常信号を発見。

定期検査中、燃料集合体の支持格子の一部欠けを発見。

調整運転中、B−蒸気発生器細管からの漏えい、調査のため原子炉手動停止。

調整運転中、蒸気タービン軸振動が急増、調査のため原子炉手動停止。

調整運転中、一次冷却材試料採取弁のシート漏れのため原子炉手動停止。

出力５００Mweで運転中、循環水ポンプ翼開度装置の不調により翼が全閉となったため、出力を３５０Mweまで降下し、修理。

定期検査中、原子炉圧力容器の開放準備作業時、作業手順の不手際により、炉内温度計測用素子取付部から冷却材が格納容器内に漏えい。

定期検査中、一次冷却材ポンプ入口エルボスプリッタのひび割れを発見。

タービン弁ステムフリーテストのため出力降下中、C−給水制御器の不調のため原子炉自動停止。

調整運転中、B−蒸気発生器細管からの漏えい、調査のため原子炉手動停止。

定期検査中、制御棒クラスタ案内管たわみピンの損傷を発見。

定期検査中、燃料取替クレーン調整作業時に発生した中性子源の破損を発見。

原子炉起動準備中、誤操作によりM−Gセットが停止したため制御棒が落下。

定期検査中、制御棒クラスタ案内管たわみピン２本の損傷を発見。

サイクリング運転中、「B−SG水位異常低」で原子炉自動停止。

停止中、M−Gセットの自動電圧調整機の不良によりM−Gセットが停止。

定期検査中、蒸気発生器水室から制御棒クラスタ案内管支持ピンの一部発見。

電磁弁の不具合により主蒸気隔離弁が閉じたため原子炉自動停止。

落雷による送電線しゃ断時に蒸気加減弁制御機構の不調があり、原子炉自動停止。

A−蒸気発生器細管からの漏えい、調査のため原子炉手動停止。

給水流量検出配管からの漏えい、調査のため原子炉手動停止。

A−蒸気発生器細管からの漏えい、調査のため原子炉手動停止。

点検停止中、主給水管のひびを発見。

給水制御装置故障のため原子炉自動停止。

加圧器スプレイ弁のバイパス弁グランド漏れ、調査のため原子炉手動停止。

一次冷却材ポンプの電源アニュラス貫通部短絡のため原子炉自動停止。

給水制御装置の故障、調査のため原子炉手動停止。

主変圧器の巻線間短絡のため原子炉自動停止。

冷却材ポンプ潤滑油漏れ、調査のため原子炉手動停止。

A−蒸気発生器細管からの漏えい、調査のため原子炉手動停止。

インバーター電源故障のため原子炉自動停止。

安全注入の誤信号のため原子炉自動停止。

一次系弁リークオフ量増加、調査のため原子炉手動停止。

若狭幹線事故波及のため原子炉自動停止。