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柏崎刈羽原子力発電所のトラブルの状況(法律基づく事象一覧)

印刷 文字を大きくして印刷 ページ番号:0043545 更新日:2016年3月8日更新

 原子力発電所でトラブルが発生した場合には、国へ速やかに報告することが、「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(原子炉等規制法)」及び「電気事業法」に基づき義務づけられています。

  発生年月日 号機 概要
1 平成3年
2月21日
2号機  定格出力で運転中、蒸気タービン主軸潤滑油の圧力が低下し、タービンが自動停止、引き続き原子炉自動停止。
 原因は、油タンクの弁の誤った開操作によるタンク油面の低下。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国内評価尺度による評価は、レベル1(原子炉施設の安全性に影響を与えるものではないが、これに関係しうる事象)。
 2月27日原子炉再起動。
2 平成4年
5月27日
2号機  定格出力で運転中、送電線への落雷の影響により出力を降下。送電線復旧後の出力上昇中、復水器真空度の低下のため、原子炉手動停止。
 原因は、気体廃棄物処理系の排水器の動作不良。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国内評価尺度による評価は、レベル0(原子炉施設の安全性に関係しない事象)。
 6月2日原子炉再起動。
3 平成4年
12月18日
1号機  定格出力で運転中、原子炉冷却材再循環ポンプ1台の軸封部(漏水を防ぐもの)に機能低下が認められ、念のため軸封部を交換することとし、原子炉手動停止。
 原因は、軸封部の摺動面に微細なごみ等が侵入したためと推定された。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0-。
 12月23日原子炉再起動。
4 平成7年
1月5日
4号機  定格出力で運転中、主変圧器の保護回路の作動により、発電機、タービンが自動停止し、同時に原子炉自動停止。
 原因は、落雷により主変圧器に加わった異常な電圧の周波数が、主変圧器の一部の巻線部の固有周波数と一致し、この巻線部で高い電圧が発生したため絶縁が低下し、巻線が損傷したため。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0+。
 定期検査を前倒し実施し、5月30日営業運転再開。
5 平成7年
7月13日
5号機  定格出力で調整運転中(定期検査中)、タービンバイパス弁付近から油の漏えいが認められたため、原子炉手動停止。
 原因は、タービンバイパス弁制御油蓄圧槽と配管を接続するフランジ部の取り付け不良によるパッキンの損傷。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0-。
 7月16日原子炉再起動。
6 平成8年
2月23日
6号機  出力27.9万kWで試運転中(建設中)、10台ある内蔵型原子炉冷却材再循環ポンプのうち1台の電源装置に異常があり、ポンプが停止したため、点検調査のため原子炉手動停止。
 原因は、2系統ある電源装置制御回路のうち動作中の回路に異常が発生し、待機中の回路に切り替わる際、電源回路のコンデンサが十分放電していなかったため過電流が流れ、電源装置の保護回路が動作したため。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0-。
 3月12日原子炉再起動。
7 平成8年
8月24日
6号機  定格出力で試運転中(建設中)、燃料の健全性を監視する放射線モニタ値及び原子炉冷却水中のよう素濃度に上昇傾向が認められ、点検調査を行うため原子炉手動停止。
 原因は、燃料集合体1体からの漏えい。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0-。
 当該燃料集合体を健全なものと交換し、10月4日に試運転を再開。
8 平成9年
3月13日
2号機  定格出力で調整運転中(定期検査中)、原子炉残留熱除去系B系統の原子炉格納容器内に設置されている逆止弁の開閉試験を実施後、通常全閉となるべきところが全閉とならず、点検調査のため原子炉手動停止。
 原因は、前回の当該逆止弁の分解点検後の組立不良。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0-。
 3月20日原子炉再起動。
9 平成9年
5月21日
7号機  定格出力で試運転中(建設中)、低圧タービンB付近で異音が認められ、点検調査のため原子炉手動停止。
 原因は、タービン入口圧力の性能確認用圧力検出配管が破断し、破断部が互いにぶつかり異音が発生したもの。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)の評価対象外。
 5月30日原子炉再起動。
10 平成9年
10月28日
4号機  調整運転のため出力上昇中(定期検査中)、約42万kWにおいて「A系原子炉自動スクラム」警報が瞬時発生し、原因調査のため29日に原子炉手動停止。
 原因は、タービン蒸気加減弁制御油圧系統の圧力スイッチが、振動のため誤動作したもの。
 圧力スイッチ取付架台を改善し、圧力スイッチの接点部を新品と交換した後、11月1日に原子炉起動、2日に発電機並列をしたところ、再度圧力スイッチの誤動作が起こり、「蒸気加減弁急速閉トリップ」警報が発生し、調査のため再度原子炉手動停止。
 圧力スイッチ取付架台を振動の影響を受けにくい場所に移設するとともに、念のため、圧力スイッチを耐振動性の高いものに交換した。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0+。
 11月19日原子炉再起動。
11 平成10年
1月16日
1号機  定格出力で運転中、燃料の健全性を監視する放射線モニタ値に上昇傾向が認められ、点検調査を行うため、17日に原子炉手動停止。
 原因は、燃料集合体1体からの漏えい。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0-。
 当該燃料集合体を健全なものと交換し、2月25日原子炉再起動。
12 平成10年
1月30日
1号機  原子炉停止中(1月16日のトラブルに関する燃料集合体検査中)、装荷されていた他の燃料集合体6体の外観点検を実施したところ、2体においてスペーサ(燃料棒の間隔を保持するもの)の一部に位置ずれが確認された。
 原因は、前回定期検査において、当該燃料集合体の点検後にチャンネルボックス(カバー状のもの)を再装着する際、過大な荷重をかけたためスペーサ固定板がはずれ、炉水の流れによりスペーサが上方にずれたものと推定された。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0+。
 当該燃料集合体を健全なものと交換し、2月25日原子炉再起動。
13 平成10年
4月5日
3号機  定格出力で運転中、2台ある原子炉冷却材再循環ポンプのうち1台が停止し、出力が約54万kWまで低下した。点検調査を行うため6日に原子炉手動停止。
 原因は、当該ポンプの電源装置制御回路の誤信号により過電流が発生し、かつ、予備の制御回路への切替が過電流状態継続により的確に行われなかったため。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0-。
 制御回路の基板を交換するとともに、過電流が速やかに減衰し制御回路の切替が的確に行える制御方式に変更し、4月14日原子炉再起動。
14 平成10年
8月29日
6号機  定格出力で運転中、送電線への落雷に伴い、6号機主変圧器と発電所開閉所を結ぶケーブルの保護継電器(500kV表示線保護継電器)が動作したことにより、発電機及びタービンが自動停止し、同時に原子炉自動停止。
 原因は、当該継電器の電流検出回路に誤配線があり、落雷に伴う瞬時の電流増加により継電器が誤動作したもの。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0+。
 配線を正しくするとともに、誤配線防止対策を施し、9月2日に原子炉再起動。
 なお、本事象は通商産業大臣通達にも該当する。
15 平成11年
3月31日
7号機  定格出力で運転中、燃料の健全性を監視する放射線モニタ値及び原子炉冷却水中のよう素濃度に上昇が認められ、点検調査を行うため原子炉手動停止。
 原因は、燃料集合体1体からの漏えい。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0-。
 当該燃料集合体を健全なものと交換し、5月7日原子炉再起動。
16 平成11年
5月25日
6号機  定格出力で運転中、発電機励磁装置停止により発電機及びタービンが自動停止し、同時に原子炉自動停止。
 原因は、発電機励磁装置に設置されている5台の電力変換器のうち1台を点検のため停止したところ、監視装置が誤って2台停止と判断したため。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0+。
 監視プログラムを修正する対策をとり、6月1日原子炉再起動。
17 平成11年
7月28日
7号機  定格出力で運転中、10台ある内蔵型原子炉冷却材再循環ポンプのうち1台が停止し、出力が一時132.2万kWまで低下した。点検調査のため原子炉手動停止。
 原因は、当該ポンプ駆動用電動機の電源ケーブル接続端子が、振動による繰り返し応力を受け、破断したもの。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0-。
 端子部の強化、振動防止措置を施し、8月7日原子炉再起動。
18 平成12年
5月28日
6号機  定格出力で運転中、燃料の健全性を監視する放射線モニタ値及び原子炉冷却水中のよう素濃度に上昇が認められ、点検調査を行うため原子炉手動停止。
 原因は、燃料集合体2体からの漏えい。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0-。
 6月12日から定期検査に入り、当該燃料集合体を健全なものと交換。
19 平成12年
6月29日
2号機  定格出力で運転中、タービン建屋地下3階で、タービン系配管から漏えいした蒸気の凝縮水とみられる水たまり(約100cc)と上部からの水滴の落下が発見され、点検調査を行うため原子炉手動停止。
 原因は、高圧タービン出口の蒸気圧力検出配管の溶接部に溶け込み不足があり、振動による繰り返し応力のため亀裂が生じ、蒸気が漏えいしたもの。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0-。
 当該配管の溶接方法の改良と配管支持の強化を行い、7月10日原子炉再起動。
20 平成12年
7月14日
4号機  定格出力で運転中、発電機回転子冷却用水素ガスの消費量が6月13日から増加し、発電機固定子冷却水系への水素ガス漏えいが推定され、詳細調査を行うため原子炉手動停止。
 原因は、冷却水系のホース1本に製造時の欠陥があり、発電機の振動等により亀裂が生じ、ここから水素ガスが冷却水系に漏えいしたもの。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)の評価対象外。
 当該ホースを健全なものと交換し、8月4日原子炉再起動。
21 平成12年
12月4日
4号機  定格出力で運転中、発電機回転子冷却用水素ガスの消費量が10月28日から増加し、発電機固定子冷却水系への水素ガス漏えいが推定され、詳細調査を行うため原子炉手動停止。
 原因は、7月14日に発生した同様のトラブルの際、対策として行ったホース交換に伴う電気絶縁シートの巻き付けが緩く、振動しやすくなったため、交換したホースに再度亀裂が生じ、ここから水素ガスが冷却水系に漏えいしたもの。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)の評価対象外。
 当該ホースを健全なものと交換後、絶縁方法を改善し、1月30日原子炉再起動。
22 平成13年
6月18日
6号機  定格出力で運転中の5月20日に、機器の冷却や空調に使用する冷却水が、原子炉格納容器内で漏えいしていることが確認された。原子炉の運転には支障がないため、監視を強化して運転を継続していたが、点検補修を行うため原子炉手動停止。
 原因は、原子炉格納容器内にある空調機の冷却水配管の弁のパッキンが劣化し、ここから漏水したもの。
 5月20日からの総漏水量は約184立法メートルで、すべて貯蔵槽に回収した。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0-。
 パッキンを新品と交換し、6月20日原子炉再起動。
23 平成14年
3月4日
1号機  定格出力で運転中、原子炉冷却材再循環ポンプ(A)の軸封部(漏水を防ぐもの)に機能低下が認められ、念のため軸封部を交換するため、原子炉手動停止。
 原因は、軸封部の摺動面に微細なごみ等が侵入したためと推定された。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0-。
 3月12日原子炉再起動。
24 平成16年
6月16日
5号機  定格熱出力一定運転中(約113万kW)のところ、185体ある制御棒の緊急挿入用装置のうちの1体で圧力低下を確認。保安規定に定める圧力値を確保できないことから、当該規定に定められている処置(当該制御棒の全挿入)を行うこととし、午前8時34分より当該制御棒を全挿入するために出力を一時降下させた(最低値:約98万kW)。環境への放射性物質放出はなく、外部への放射能の影響はなかった。発電機出力は、6月17日午前1時00分に約113万kWに復帰。
 原因は、施工不良によるOリングと呼ばれるパッキンの損傷。当該部品を新品に取り替えた。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0-。
25 平成16年
6月21日
1号機  定格熱出力一定運転中(約112万kW)のところ、復水器真空度の低下が確認されたことから、同日午後4時3分、発電機出力を約80万kWまで手動で降下させた。その結果、復水器真空度はほぼ正常値に復帰した。環境への放射性物質放出はなく、外部への放射能の影響はなかった。原因は、原子炉圧力容器内構造物の応力腐食割れの予防保全のために設けられている水素・酸素注入設備の不具合。7月5日に、この設備の運用を停止したまま定格電気出力に戻した後、定格熱出力運転に移行した。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0-。
26 平成17年
2月4日
1号機  定格熱出力一定運転中(約112.5万kW)のところ、午前10時30分頃、タービン建屋地下2階の復水器(A)近くの配管でモヤ状の蒸気漏えいを確認。原因調査のため原子炉を手動停止することとし、同日午前11時45分から出力降下を開始し、午後8時に発電機解列、翌日(5日)午前1時10分に原子炉を停止した。環境への放射性物質の放出はなく、外部への放射能の影響はなかった。
 調査の結果、2個所に直径約1mmの小さな穴(ピンホール)を確認。
 配管を切り出して詳細調査をした結果、当該事象は、凝縮水を含む蒸気流により当該部位にエロージョン(浸食)が発生し、徐々に配管の減肉が進展して貫通に至ったと推定。国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0-。
 当該配管を交換し、3月11日に原子炉起動、13日に発電機並列。
27 平成17年
7月3日
5号機  午後2時37分、定格出力運転中(110.0万kW)のところ、復水器(*1)の真空度が低下したことによりタ-ビン保護装置が作動し、タービン及び発電機が停止。これに伴い原子炉が自動停止した。環境への放射性物質の放出はなく、外部への放射能の影響はなかった。
 原因は、定期検査のため、原子炉停止の準備操作として、タービングランドシール蒸気(*2)の蒸気源を補助ボイラーに切り替える操作を行ったところ、補助ボイラーからの蒸気を供給する弁が全開となるべきところ全開とならなかったが、これを正常と誤認識して操作手順書に従い操作を継続したために蒸気量が不十分となり、復水器内に空気が流入し、真空度が低下したもの。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0+。
(*1)タービンで使われた蒸気を冷却し、水に戻す装置。
(*2)タービンの軸と軸全体を包むカバーとのすきまから放射能を含む蒸気を外部へ出さないように、また、復水器へ空気が流入しないようにするために、軸部分に流している蒸気。
28 平成19年
7月16日
3号機  中越沖地震に伴い、3号機所内変圧器で火災が発生。初期消火活動を開始すると共に消防署へ通報。午後0時10分鎮火を確認。原因は、地震により変圧器とその周囲の基礎面が沈下したが、それぞれの沈下量が違ったために変圧器とケーブル等のつなぎ目でずれが生じてショートしたため。
 国際評価尺度(INES)による評価は、対象外
29 平成19年
7月16日
6号機  定期検査中、中越沖地震により原子炉建屋3階及び中3階の放射線非管理区域内において、放射能を含む水漏れを確認。漏れた水は、放水口を経由して海に放出された。放出された水の量は約1.2立法メートルで、放射能量は約9×104ベクレルと推定。
 原因は、地震でオペレーティングフロアに溢れた使用済燃料プール水が、同フロアの配線貫通部の隙間を通り非管理区域に流れ出し、最終的に放水口から放出されたため。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0-
30 平成19年
7月16日
1~7号機  中越沖地震より、1~7号機の原子炉建屋オペレーティングフロアで、放射性物質を含む使用済燃料プール水等が溢水した。溢れた水は6号機以外フロア内に留まった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0-
31 平成19年
7月24日
6号機  中越沖地震後の設備点検において、原子炉建屋天井クレーンを走行させる動力を伝えるための継手部(全4箇所)のうち、3箇所で破損を確認。
 国際評価尺度(INES)による評価は、対象外
32 平成20年
6月27日
6号機  制御棒の作動確認試験を行ったところ、205本ある制御棒のうち1本が、駆動装置から外れていることを確認。
 原因は、作業手順書の不備と、作業時のチェックミス。このため、作業手順書を改訂するとともに、作業の自動化を図ることとした。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル1
33 平成22年
12月1日
3号機  定期検査中、燃料装荷作業をしていたところ、全引き抜き位置にある制御棒1本が、操作していないにもかかわらず、一時的に挿入側へ動作。当該燃料棒の近傍に燃料集合体は無かった。
 原因は、当該制御棒を動かす準備作業で制御棒を挿入するために水を流す配管の弁を開けた際、当該配管に混入した空気により水の流れが発生して制御棒が挿入側に動作したと推定。
 国際評価尺度(INES)における評価は、レベル0-
34 平成24年
12月12日
5号機  定期検査中、燃料集合体チャンネルボックスの点検作業を実施していたところ、10月16日、当該使用済燃料集合体2体でウォータ・ロッド(*)の一部に曲がりがあることを確認。
 この事象を受け調査を実施していたところ、12月12日までに18体の使用済燃料集合体のウォータ・ロッドに曲がりを確認した。曲がりが大きい燃料集合体2体について点検を実施した結果、ウォータ・ロッドが曲がったことにより、隣接する燃料棒同士が接触していることを確認した。
 なお、本事象による外部への放射性物質の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0
(*)燃料集合体の中央部に燃料棒と並行して設けられている中空の管。運転中に内部に水を通すことにより燃料集合体の出力の最適化を図るもの。
35 平成25年
3月19日
1号機  5号機で発見されたウォータ・ロッドの曲がりを受け、全号機で点検を実施していたところ、3月19日に、1号機において1体の使用済燃料集合体でウォータ・ロッドが曲がったことにより隣接する燃料棒同士が接触していることを確認した。
 なお、本事象による外部への放射性物質の影響はなかった。
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0
36 平成28年
3月8日
5号機  定期検査中、制御棒駆動水圧系水圧制御ユニット(*1)の弁を操作していたところ、制御棒を操作していないにも関わらず、1本の制御棒が一時的に全挿入位置から挿入側に動作した。スクラム入口弁(*2)からのわずかな漏水により、作業時に配管内に混入した空気に圧力が溜まったことが原因と推定
 国際評価尺度(INES)による評価は、レベル0
(*1)制御棒を炉心内に挿入したり、引き抜きしたりするため、制御棒駆動機構に駆動水等を送る装置
(*2)緊急で制御棒を挿入する際に駆動水を供給するための弁
37 平成30年
8月30日
1号機 3台ある非常用ディーゼル発電機のうち1台を定例試験により運転していたところ、異音が発生し出力が低下したため手動停止。調査の結果、ディーゼルエンジンの過給機(ターボチャージャー)の軸が固着していることを確認(9月6日)。東京電力は、速やかな復旧が難しいと判断し、同日、原子力規制委員会に原子炉等規制法に基づく報告を実施。
 過給機のタービンブレードの加工不良と点検時の作業不良があった状況で使用を継続したためタービンブレードが破損し、その影響により軸部の損傷や電気出力の低下に至ったと推定。
 なお、原子炉は停止しており、保安規定に基づく非常用ディーゼル発電機の機能要求台数(2台)は他の2台にて満足している。
 周辺環境への放射能の影響はなかった。
  計36件    

(注)国内評価尺度(原子力発電所事故・故障等評価尺度)は、平成元年7月10日から運用を開始し、平成4年8月1日からは、国際原子力事象評価尺度(INES)に切り換えられた。

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