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柏崎刈羽原子力発電所のトラブルの状況(安全協定に基づく極く軽度な事象一覧)

印刷 文字を大きくして印刷 ページ番号:0042631 更新日:2010年12月7日更新

 新潟県は、原子力発電所の情報公開をさらに進める観点から、柏崎刈羽原子力発電所の運転保守状況等を月例で公表しています。
これにあわせ、法律や通達に該当しない極く軽度な事象についても公表しています。

  発生年月日 号機 概要
1 平成9年
2月8日
1号機  定格出力で運転中、巡視点検中に制御棒1本の制御弁付近で異常音の発生を確認したことから、全引抜き位置にある当該制御棒について動作確認を実施したところ、挿入操作で所定の位置に停止せず、全挿入された。
 原因は、制御弁を構成する電磁弁の1個にゴムパッキンの破片が混入し、弁が全閉状態にならなかったため、当該制御棒へ駆動水が流れ続け、全挿入したものと推定された。
 当該電磁弁を交換し、2月9日当該制御棒を全引抜き位置に復帰。
2 平成9年
7月15日
7号機  定格出力で運転中、発電機励磁装置故障の警報が発生し、タービン建屋1階発電機励磁制御盤室において発煙が認められた。発電機励磁装置(全5台)のうち1台の制御盤の冷却ファン3台がすべて停止し、この励磁装置が温度上昇により自動停止した。定格出力で運転は継続された。
 原因は、冷却ファン用変圧器に絶縁不良があり、これに伴う熱影響により発煙するとともに、地絡電流によるヒューズ溶断によりファンが停止したものと推定された。
 消防本部により火災には該当しないものとされた。
 変圧器及びモータを交換し、7月18日に当該励磁装置は復旧した。
3 平成9年
7月18日
7号機  定格出力で運転中、タービン建屋2階のタービングランド蒸気系蒸化器計装ラックにおいて、圧力スイッチからの蒸気漏えいが発見され、当該圧力スイッチの元弁を閉じ漏えいは止まった。
 計装ラック前面の床に2~3リットル程度の水がたまっており、この放射能は約370Bq。建屋内の放射線モニタの値に変化はなく、外部への放射能の影響もなかった。これによる被ばく者はいなかった。定格出力で運転は継続された。
 原因は、圧力スイッチ内部のベローズが破断し、ここから漏えいしたものと推定された。
 7月19日に当該圧力スイッチは新品と交換された。
4 平成9年
7月25日
1号機  定期検査中(原子炉停止中)、原子炉建屋地下5階において、弁グランド部漏えい処理系の弁の分解点検中、養生ビニールがはずれ、中にたまっていた微量の放射能を含む水が床にこぼれた。約2リットルで約3,600Bq。
 これによる被ばくはなかった。
5 平成11年
9月24日
5号機  定格出力で運転中、待機中の非常用ディーゼル発電機(A)を定例試験のため起動したところ、発電機出力の上昇過程で徐々に出力が降下するとともに、保護継電器が作動し発電機が停止した。原因調査と復旧作業が必要なため、当該発電機が待機状態から除外された。
 調査の結果、発電機調速機の動作不良が推定され、25日に予備品と交換し健全性が確認されたため、待機状態に復帰した。
6 平成13年
1月19日
5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台の回転数制御機器からの潤滑グリース漏えいが平成12年12月22日に確認され、点検とグリース補給のため、当該ポンプ1台を1月20日から21日にかけて停止した。
 これに伴い、1月19日から21日にかけて出力を最低24万kWまで降下した。
 原因は、グリース漏えいを防ぐゴムリングの取付不良。
 ゴムリングを新品と交換し、施工方法を改善した。
7 平成13年
4月5日
5号機  定格出力で運転中、午前9時50分に制御棒手動操作系の動作不良警報が発生し、手動による制御棒の通常操作ができなくなった。
 調査により、中央制御室にある制御棒操作補助盤の制御回路基板に不具合が推定されたため、基板を交換した結果、午後6時15分に復旧した。
 なお、制御棒は通常運転中は操作の必要がなく、また、復旧までの間、原子炉緊急停止(全制御棒緊急挿入)機能は手動、自動ともに維持され、定格出力運転を継続した。
8 平成13年
7月8日
5号機  定格出力で運転中、午前5時59分に制御棒手動操作系の動作不良警報が発生し、手動による制御棒の通常操作ができなくなった。
 調査により、185本ある制御棒のうち1本(No.26-03)の制御回路基板に不具合が推定されたため、基板を交換した結果、午後4時29分に復旧した。
 なお、制御棒は通常運転中は操作の必要がなく、また、復旧までの間、原子炉緊急停止(全制御棒緊急挿入)機能は手動、自動ともに維持され、定格出力運転を継続した。
9 平成13年
7月12日
1号機  定期検査中(原子炉停止中)、サプレッションプール(原子炉内の圧力が異常に高くなった場合、圧力を逃がす水槽)の水位計測配管の水張りを実施したところ、末端の弁が開いていたため、原子炉建屋地下5階の床に、水が約2リットル流れた。
 水に含まれる放射能は約70kBqで、これによる被ばくはなかった。
 原因は、13日に行う予定の水張り作業を、弁の開閉状態を未確認のまま前倒しで実施したため。
10 平成13年
7月13日
5号機  定格出力で運転中、午前12時に制御棒手動操作系の動作不良警報が発生し、手動による制御棒の通常操作ができなくなった。
 調査により、185本ある制御棒のうち1本(No.54-39)の制御回路基板に不具合が推定されたため、基板を交換した結果、午後2時に復旧した。
 なお、制御棒は通常運転中は操作の必要がなく、また、復旧までの間、原子炉緊急停止(全制御棒緊急挿入)機能は手動、自動ともに維持され、定格出力運転を継続した。
11 平成13年
7月27日
6号機  定格出力で運転中、午後3時8分に制御棒操作監視系の故障警報が発生し、手動による制御棒の通常操作ができなくなった。
 調査により、205本ある制御棒のうち1本の通常駆動用モータの電源装置に不具合が推定されたため、電源装置を交換した結果、午後5時46分に復旧した。
 なお、制御棒は通常運転中は操作の必要がなく、また、復旧までの間、原子炉緊急停止(全制御棒緊急挿入)機能は手動、自動ともに維持され、定格出力運転を継続した。
12 平成13年
9月7日
4号機  定期検査中(原子炉停止中)、点検終了後の復旧のため、原子炉冷却材浄化系再生熱交換器内の伝熱管(外径約16mm、219本)に純水を注水中、熱交換器内部で伝熱管からの漏水があった。漏えい水に放射能はなく、正規の排出経路で処理。
 ファイバースコープ等により調査した結果、伝熱管4本に全周亀裂、2本に部分的亀裂が確認された。
 原因は、熱交換器製作時の伝熱管端部の固定に一部不良があり、疲労強度が低下し、熱疲労により損傷したものと推定された。
 損傷した6本と取付不良のあった5本の伝熱管計11本を施栓により閉止した。
 以上の調査・対策のため、定期検査期間を延長した。
13 平成13年
9月19日
5号機  定格出力で運転中、午前3時43分に制御棒手動操作系の動作不良警報が発生し、手動による制御棒の通常操作ができなくなった。
 調査により、185本ある制御棒のうち1本(No.18-15)の制御回路基板に不具合が推定されたため、基板を交換した結果、午前7時58分に復旧した。
 なお、制御棒は通常運転中は操作の必要がなく、また、復旧までの間、原子炉緊急停止(全制御棒緊急挿入)機能は手動、自動ともに維持され、定格出力運転を継続した。
 7月8、13日にも類似事象が発生しており、制御回路基板内の同一集積回路に異常(経年劣化による断線)が確認されたため、基板又は集積回路の交換により、全制御棒の制御回路基板から同一製造時期の当該集積回路を排除した。
 また、次回定期検査で、制御回路基板本体全数を新品と交換する予定。
14 平成13年
11月12日
4号機  定期検査中(調整運転中)、タービン駆動原子炉給水ポンプ(A)への蒸気供給量を調節する弁の開度に異常が認められた。
 原因は、点検作業終了後の組立不良により、当該弁を構成する5弁のうち1弁が閉状態となったため。
 正常に再組立するとともに、当該組立作業に関する作業要領書の記載を明確にする措置をとった。
 上記対策のための当該ポンプの停止・起動に伴い、11月27~28日及び30日に出力を降下した。(最低値82.5万kW)
15 平成13年
12月20日
5号機  定格出力で運転中、午前11時頃、タービン建屋地下2階の放射線管理区域内にある気体廃棄物処理系サンプリング設備(タービン復水器内部を真空に保つため常時ポンプで空気を抽出しており、この空気中の放射能を測定するために試料を採取する設備)から、微量の放射性物質を含む気体が漏えいし、付近の放射線モニタの値が上昇した。
 原因は、当該設備を点検のため開放した際、事前に閉じるべき元弁を閉じていなかったため。
 午前11時30分頃に元弁を閉じることで漏えいは停止した。漏えいした放射能は約27kBqと推定された。念のため、午前11時44分から午後3時16分までの間、タービン建屋内の立入規制措置がとられた。外部への影響はなかった。
 再発防止対策として作業管理の徹底、手順書の明確化を行った。
16 平成14年
5月14日
7号機  定期検査中、10台ある原子炉冷却材再循環ポンプのうち1台(E)の羽根(インペラ)に微小な傷が確認された。炉内点検を行った結果、針金状の異物が4本発見されたこと、傷部の詳細調査、傷の再現試験を行った結果から、針金状の異物による摩耗が原因と推定された。
 当該のインペラについては、予備品と交換して復旧した。また、再発防止策として、異物混入防止対策の再徹底を行うこととした。
17 平成14年
8月23日
3号機  定期検査中の3号機の原子炉圧力容器内にあるシュラウド(燃料集合体を囲むように配置されている円筒状機器で、炉内の冷却水の流れを分離する仕切板の役割を持つ炉内構造物)を点検していたところ、シュラウド下部リングの溶接部近傍の表面の一部にヒビがあることが確認された。
18 平成14年
10月2日
6号機  定格運転中の6号機で13時8分頃から出力低下が始まり、13時29分に133.6万kW(最低値)となった。原因は、原子炉へ戻す水を加熱する第1給水加熱器の水位調節弁の異常開により、プラント全体の熱効率が低下したため。当該弁を遠隔手動操作により全閉し、13時54分頃定格出力に復帰した。
19 平成15年
1月23日
2号機  点検停止中の2号機で午前9時45分頃、原子炉冷却材再循環系ポンプ(B)配管での作業のために設置した仮設フランジから水が漏れていることを確認した。漏水量は約10リットル、含まれる放射能量は約1.2×106Bq(ベクレル)。仮設の閉止板取り付けにより、漏水は停止した。これによる外部への放射能の影響はなかった。また、被ばく者はいなかった。
 原因は、原子炉冷却材再循環(B)弁間ドレンライン復旧作業後、ドレン弁を閉めたままにしたため。
20 平成15年
10月4日
7号機  定期検査中の7号機で、タービン駆動原子炉給水ポンプ(A)の内側に一部欠損があることを確認。これによる水及び放射能の漏えいは無かった。原因は、設計値より肉厚が薄く製造されていた箇所が圧力変動により疲労破壊したためと推定。
21 平成15年
10月18日
1号機  定期検査中の1号機で、原子炉格納容器内において残留熱除去系の水張り作業を行っていたところ、排水ラインの排水口から水の漏えいを確認。漏水量は約2リットルで、放射能量は約2.2×105Bq(ベクレル)。原因は、作業時に閉じているべき弁が開いていたため。
22 平成16年
2月3日
7号機  調整運転中のところ、原子炉隔離時冷却系(6つある非常用炉心冷却系設備の一つ)に不具合があり、当該系統が動作不能と判断。このため、保安規定に従って他の非常用炉心冷却系が動作可能である事を確認するなど必要な措置を講じた。環境への放射性物質放出のおそれはなく、外部への放射能の影響はなかった。原因は、同系統を制御する油圧系統の弁の駆動部にゴミが混入し、それを噛み込んだため一時的に弁が動かなかったものと推定。
23 平成16年
2月20日
6号機  復水器内にある細管をスポンジボールで洗浄する装置に不具合がある事を確認。プラント運転において安全上支障は無いが、点検・清掃作業を実施することとし、2月28日から3月2日にかけて出力を一時低下(最低値:約54.0万kW)。装置不具合の原因は、スポンジボールを回収する装置に貝などの海生生物が大量に付着したため。
24 平成16年
3月26日
6号機  運転中、10台ある原子炉冷却材再循環ポンプのうち1台に不具合を確認。原因調査のため当該ポンプを停止。これに伴い、電気出力を約4%低下させた(約134.1万kW)。原因は電源制御基板の故障。4月6日、出力を102万kWまで降下させて部品を交換し、その後定格熱出力一定運転に戻した(4月7日午前5時)。
25 平成16年
3月29日
6号機  運転中、制御棒操作監視系の不具合により制御棒8本が一時的に動作不能となった。当該事象発生時に制御棒の操作はしておらず、また、制御棒の緊急挿入機能は確保されており、プラントの安全上の問題はなかった。不具合が推定された基板を交換し、同日復旧。
26 平成16年
3月29日
1号機  起動操作中、原子炉隔離時冷却系(原子炉水位が異常に低下した場合、原子炉内に水を補給するための設備)の動作に不具合を確認。代替機能を果たす非常用炉心冷却系の動作が可能であり、原子炉の安全性に問題はなかった。原因は部品の取り付け不良。4月5日、当該設備を修理して正常に動作することを確認。
27 平成16年
8月24日
6号機  定期検査中、主蒸気隔離弁機能検査のため原子炉スクラム機能を一時的に解除していたところ、約2時間、3本の制御棒が動作可能な状態となっていた。保安規定では原子炉スクラム機能が解除されている場合、全制御棒が全挿入状態で動作しないように処置することになっていることから、運転上の制限を逸脱していると判断した。プラントの安全上の問題はなかった。原因は、検査に関する作業票に運転上の制限に関わる検査である旨が記載されていなかったことなどから、関係者の共通認識に至っていなかったため。
28 平成16年
9月24日
4号機  定期検査中、原子炉冷却材浄化系(原子炉運転中に原子炉水を一定の水質に保つための装置)に3つある熱交換器のうち、1つの器内で伝熱管などの損傷と考えられる漏水を確認。外部への放射能漏れはなかった。調査の結果、4本の伝熱管が損傷していることを確認した。
29 平成16年
10月20日
6号機  調整運転中、移動式炉心内計装系(原子炉内の中性子分布を測定する装置で、炉内を上下に移動可能)に係る弁が閉まっていることが確認できず、21日午前11時57分に保安規定に定める運転上の制限の逸脱を宣言。当該弁に係る設備を点検及び弁の閉止作業を実施し、21日午後1時37分に通常運転に復帰した。
30 平成16年
10月21日
4号機  定期検査中の午後8時4分頃、原子炉付属建屋2Fの中央制御室用送排風機室(非管理区域)で火災警報が発報。消防署の調査によれば、ディーゼル発電機排気筒(同建屋屋上に設置)に巻き付けてあった防炎シートの一部が焦げて煙が発生し、その煙が送排風機室に吸い込まれて火災報知器が発報したものと判明。
31 平成16年
10月31日
2号機  定格熱出力一定運転中、原子炉隔離時冷却系(原子炉水位が異常に低下したとき、原子炉で発生した蒸気を使ってタービンを回し、原子炉内に水を供給する系統)の定例試験で、当該系統のタービンの回転数が上昇しない事が分かり、同系統を手動停止するとともに、10月31日10時57分に保安規定に定める運転上の制限の逸脱を宣言した。原因は、タービン回転数検出器のセンサー異常。同センサーを新品に交換した後に当該系統の動作確認を実施して動作に問題がないことを確認したため、11月2日午後7時27分、通常運転に復帰した。
32 平成17年
1月6日
1号機  定格熱出力一定運転中の1月5日午後6時24分、「タービンEHC(*)軽故障」警報が発生。調査の結果、当該制御装置を構成する3つの基板のうち1つが故障していることを確認。1月6日、当該基板の取替作業を行った際に、タービンへの流入蒸気を制御する弁の開度が一時的に変化したため、同日午後5時8分頃、電気出力が約1.8%(約112.5万kW→約114.5万kW)一時的に上昇した。
(*)EHC=電気油圧式制御装置。弁の開度調整に用いる油の圧力を電気的に制御することにより、タービンへ流入する蒸気量を制御してタービン回転数を調整する装置。
33 平成17年
1月16日
7号機  午後11時40分頃、定格熱出力一定運転中の7号機で、原子炉補機冷却系(B)ポンプで異音を確認。同日午後11時52分に保安規定に定める運転上の制限の逸脱を宣言し、当該ポンプを停止。原因は、軸受油の飛散を防止する部品がゆるみ、他の部品と接触していたため。翌日、当該部品を元に戻して締め付け作業を行い、ポンプの試運転を実施。異常が認められなかったことから、午後2時52分に通常運転に復帰した。
34 平成17年
3月10日
5号機  午前9時44分頃、タービン建屋2階で、使用済燃料貯蔵プールの燃料ラック取り替え作業で発生した金属廃材を詰めたドラム缶をクレーンで階下につり下ろす作業をしていたところ、ドラム缶が落下。これにより内容物の一部がドラム缶外に出た。出た廃材等の放射能の量は約5×104Bq(推定)。この事象による作業員の負傷及び汚染はなかった。また、外部への放射能の影響はなかった。
35 平成17年
4月15日
7号機  定期検査中、第6給水加熱器(A)の伝熱管内点検中に、半リング状の小片を確認。20日に回収。当該小片は直径約20mm、重さ約0.6gの金属片で、配管の切れ端と推定。また、その形状・材質やこれまでの補修状況を調査した結果、当該号機建設工事の際に混入した可能性が高いと推定。
36 平成17年
4月26日
1号機  午前7時頃、定格熱出力一定運転中の1号機で、燃料の健全性をより早期に確認する目的で、気体廃棄物処理系に補助的に設置した放射線モニタ(高感度オフガスモニタ)の指示値上昇を確認。当該処理系後の排気筒に設置されていた放射線モニタに変動はなく、外部への影響は確認されていない。燃料の一部からの微小な漏えいが考えられることから、漏えい燃料を特定する調査を4月27日~5月2日まで実施。疑いのある燃料集合体の出力を抑制するため、周辺の制御棒5本を全挿入した。この間出力を一時低下(最低値:64万kW)。5月2日よりプラント出力の復帰操作を開始し、5月8日定格熱出力に到達。
 6月14日からの定期検査の中で、燃料漏えいの有無を確認するための作業を行った結果、燃料集合体764体のうち1体からの漏えいを確認(6月22日)。当該燃料集合体を健全なものと交換する。
37 平成17年
6月21日
5号機  午前0時20分頃、定格熱出力一定運転中の5号機で、海水熱交換器建屋地下1階にある原子炉補機冷却海水系(*)の予備ポンプの起動試験のため、当該ポンプを起動させたところ、ポンプ軸封部から異臭及びもやを確認。このため、当該ポンプを停止するとともに、同日午前0時30分、保安規定に定める「運転上の制限」の逸脱を宣言。
 点検の結果、異臭及びもやの原因は、当該ポンプ軸封部へ潤滑水が行き渡る前に、摩擦により当該部の温度が一時的に上昇したためと推定。当該ポンプを補修して復旧後に試運転を実施し、同日午後8時14分、「運転上の制限」を満足していることを確認し、通常運転に復帰した。
(*)原子炉建屋内の補機(ポンプの軸受け等)を冷却するための水を、海水を用いて冷却する系統
38 平成17年
8月1日
1号機  午後5時20分頃、定期検査中の1号機で、原子炉建屋3階のオペレーティングフロアで作業中のところ、プールゲート連絡通路(*)にワッシャー状の金属(直径:約18mm)を発見し、回収した。
(*)原子炉と使用済燃料プール間で燃料等を移送するための水路。
39 平成17年
8月2日
2号機  午前10時頃、定格熱出力一定運転中の2号機で、原子炉建屋1階にある二重扉を操作していたところ、2つの扉が一時的に両方開状態になった。その後直ちに扉の閉操作を実施し、この状態は解消された。当該事象の連絡を受け、当直長は同日午前10時1分、保安規定に定める「運転上の制限」からの逸脱を宣言するとともに、復帰していることをあわせて確認。当該事象による原子炉建屋の負圧変化はなかった。今後、二重扉の点検・調査を実施する。
(注)原子炉建屋は事故時に放射性物質を閉じこめられるよう、内部の気圧を常に外部よりも低く(負圧)保つ設計としている。そのために、建屋出入口に二重扉を設置し、2つ同時に開かない設計となっている。
40 平成17年
9月1日
5号機  午後11時26分頃、定期検査中の5号機で、原子炉ウェル(*1)の水抜き作業を行っていたところ、「燃料プール(*2)水位低」の警報が発生したことから、当直長は保安規定に定める「運転上の制限」からの逸脱を宣言。燃料プールへの水張り作業を実施。当該警報が解除されたことから、2日午前2時33分頃「運転上の制限」を満足していることを確認。
 その後、燃料プールの水位を監視し、水位低下は止まったと判断。水抜き作業を継続実施したところ、同日午前4時11分頃に再び同警報が発生。当直長は「運転上の制限」の逸脱を宣言し、水張り作業を実施。当該警報の解除を確認し、午前5時5分頃「運転上の制限」を満足していることを確認。
 水抜き作業を中止し調査を実施。原因は、水抜き作業中のプールゲート(*3)の密閉性及び燃料プールの水位確認方法が不十分だったこと。
(*1)原子炉圧力容器及び原子炉格納容器を収容している空間で、定期検査中は水を満たして作業を行う。
(*2)使用済燃料プールのこと。使用済燃料等を貯蔵している。
(*3)原子炉と使用済燃料プール間で燃料等を移送するための水路を仕切る板(炉側とプール側とを仕切る)。
41 平成17年
10月18日
5号機  調整運転中の5号機で、原子炉隔離時冷却系(*1)の機能検査実施中に、当該系統のポンプが停止したことから、同日午後0時18分、保安規定に定める「運転上の制限」の逸脱を宣言。当該宣言に伴い要求される措置(他系統の動作確認)を直ちに行い、問題がないことを確認。
 調査の結果、ポンプ駆動用タービンに供給する蒸気を緊急時に遮断する弁の動作に係る部位に適正な裕度がなかったため、検査中に当該弁が動作して蒸気が遮断されたためと推定。当該遮断弁の調整を行い、確認運転を実施。機能が健全であることを確認したため、10月21日午後8時「運転上の制限」を満足していることを確認し、正常な運転状態に復帰した。
(*1)原子炉水位が異常に低下したとき、原子炉で発生した蒸気を使ってタービンを回し、原子炉内に水を供給する系統。
42 平成17年
12月24日
3号機  出力が低下していた3号機(*1)の出力を上昇させる操作をしていたところ、午前4時頃、制御棒引抜監視系(2系統)のうち1系統が、当該系統を選択するスイッチで除外(切り離して動作しない状態にすること)していないにもかかわらず、動作しない状態になっているのを確認。この状態は「運転上の制限」を満足していないと判断し、午前4時20分「運転上の制限」の逸脱を宣言。午前4時26分、動作しない状態となっていた系統の除外操作(*2)を行い、逸脱状態からの復帰を宣言した。原因は、電気回路部品の動作不良。
(*1)平成17年12月22日午前8時57分頃、悪天候による送電線への影響により、3号機原子炉冷却材再循環ポンプ(B)が停止。これにより、発電機出力が約40万kWまで低下した。
(*2)保安規定上、当該系統は1系統動作不能であれば、それを除外することは可能。
43 平成18年
5月11日
4号機  定期検査中の4号機で使用済の燃料集合体を点検中、燃料スペーサ(*)部に金属らしきもの(太さ約0.3mm、長さ約3mm)を1本確認。調査の結果、異物はワイヤブラシの素線と判断。
(*)燃料棒と燃料棒の間を定められた間隔に保つために取り付けられている部品。
44 平成18年
7月18日
7号機  定格熱出力一定運転中の7号機で、燃料からの放射性物質漏れを測定する「高感度オフガスモニタ」の指示値の上昇を確認。発電所から外部に排ガスを放出する排気筒の放射線モニタでの異状、外部への放射能の影響は確認されなかった。原因となった燃料集合体を特定し、その周辺に制御棒を挿入することにより核反応を抑えた状態で次回定期検査(8月23日)まで運転を継続した。
 定期検査で漏えい箇所等を調査した結果、燃料集合体1体から漏えいしていたことを確認。当該燃料集合体は新しいものと交換した。
45 平成19年
2月4日
6号機  定格熱出力一定運転中、205本ある制御棒の挿入・引き抜きの定例試験を行っていたところ、うち1本が動作しないことを確認したため、午後11時4分「運転上の制限」の逸脱を宣言。その後残りの制御棒全数について動作確認を行い、正常に動くことを確認したため原子炉の安全性に問題はなかった。
 原因は、制御基盤の故障。当該基盤を交換し、2月6日午前11時に通常運転状態に復帰。
46 平成19年
7月16日
1~3号機  中越沖地震により、使用済燃料プール水の溢れ(あるいは揺れ)により、水位低の警報が発生したことから、保安規定に定める「運転上の制限」からの逸脱を宣言。同日使用済燃料プールの水張りを行い水位を回復させ、「運転上の制限」を満足していることを確認。
47 平成19年
7月16日
3号機  原子炉建屋ブローアウトパネル(建屋内の圧力が上昇した時に押し出され、圧力を逃がすことにより建物を保護するためのパネル)の外れたために建屋の負圧が維持できないと判断し、保安規定に定める「運転上の制限」からの逸脱を宣言。その後、原子炉が冷温停止状態(炉水温度が100度未満)となり、負圧要求が無くなり「運転上の制限」を満足した。
48 平成20年
1月14,15日
2号機  使用済の燃料集合体を点検中、燃料スペーサ(*)部にワイヤー状の異物5本(最大長さ:約10mm、太さ:約0.2mm)を確認。調査の結果、異物はワイヤブラシの素線と判断。
(*)燃料棒と燃料棒の間を定められた間隔に保つために取り付けられている
49 平成20年
2月6日
7号機  使用済の燃料集合体を点検中、燃料スペーサ(*)部にワイヤー状の異物(らせん状で長さ:約40mm、太さ:約0.2mm)確認。調査の結果、異物はワイヤブラシの素線と判断。
(*)燃料棒と燃料棒の間を定められた間隔に保つために取り付けられている。
50

平成21年
2月16日

6号機  炉内の燃料配置の検査をしていたところ、燃料集合体上部付近に異物(ホチキス針)を確認。
51

平成21年
5月11日

7号機  原子炉隔離時冷却系の試験運転後、当該系統のポンプを停止するための弁が遠隔操作で閉じない事象が発生。その後、現場操作により弁を閉めてポンプを停止した。原因調査のため当該系統を一時的に使用できない状態にするため、保安規定に定める「運転上の制限」からの逸脱を宣言。復旧後、逸脱状態からの復旧を宣言。
 原因は、弁の分解点検の手順書が不十分だった事による施工不良。
52

平成21年
5月11日

7号機  原子炉隔離時冷却系の確認運転(No.51参照)を実施した際に、当該系統のポンプを動かすタービンの蒸気が排気されるプール(圧力抑制室)の水位が上昇し、通常の範囲を超えたことから、保安規定に定める「運転上の制限」の逸脱を宣言。その後、排水操作を行い、水位は通常の範囲内まで低下したことから、逸脱状態からの復旧を宣言。
 原因は、運転員の水位変動の監視が不十分だったため。
53

平成21年
7月23日

7号機  調整運転中、燃料からの放射性物質漏れを測定する「高感度オフガスモニタ」の指示値の上昇を確認。発電所から外部に排ガスを放出する排気筒の放射線モニタでの異状、外部への放射能の影響は確認されなかった。原因となった燃料集合体を特定し、その周辺に制御棒を挿入することにより核反応を抑えた状態で2ヶ月ほど運転を継続した後、原子炉を停止。漏えい箇所等を調査した結果、燃料集合体1本から漏えいしていたことを確認。当該燃料集合体及び異物フィルタ未設置の燃料をフィルタ付き燃料に交換し、原子炉を再起動した。
54

平成22年
3月14日

6号機  定格熱出力運転中、緊急時に安全設備を動かすための4つの回路のうち、1つの回路が故障して警報が発生。プラントの運転状態に異常はなく、当該回路を切り離して運転を継続した(*1)。調査の結果、回路を構成する基板の故障を確認したため、予備品に交換した。
 東京電力(株)のその後の調査で、警報の発生から回路を切り離す間は「運転上の制限(*2)」を逸脱していたことがわかった。
*1 1つの回路が故障しても他の3つの回路で機能は確保される構造になっています。
*2 原子炉施設保安規定に定められた安全運転を確保するために遵守すべき事項。これを満足しない場合、予め定められた措置に基づき対応することになります。
55

平成22年
8月21日

1号機  定格熱出力運転中、一時的に電気出力が約111万4千キロワットから約110万1千キロワット
まで低下。
 原因は、タービンを回した蒸気を水に戻す復水器内にある配管の弁が誤動作して開き、蒸気を冷却する海水の量が減少して発電効率が低下したため。運転員が速やかに弁を閉じて正常な出力に復帰。また、制御回路の部品を交換して正常な状態に復旧。
56

平成22年
9月10日
(兆候確認)

7号機  定格熱出力一定運転中、燃料からの放射性物質漏れを検知する「高感度オフガスモニタ」の指示値の上昇を確認。9月16日、さらに有意な上昇が確認されたため、燃料棒から原子炉水中に放射性物質が漏えい(漏えい燃料が発生)したと判断。原因となった燃料集合体を特定し、その周辺に制御棒を挿入することにより漏えいを問題のないレベルに抑制して運転を継続。
 定期検査の中で漏えい燃料の特定作業を行ったた結果、燃料集合体1本から漏えいしていたことを確認。また、詳細点検で発見された異物が原因で漏えいが発生したものと推定。
 この間、発電所から外部に排ガスを放出する排気筒の放射線モニタに異状はなく、外部への放射能の影響は確認されなかった。
57

平成23年
1月31日

1号機  定格熱出力一定運転中、可燃性ガス濃度制御系(*)の定例試験(毎月実施)を行っていたところ、弁の動作不良の兆候を確認したことから、午後11時47分「運転上の制限」からの逸脱を宣言。宣言に伴い要求される措置(もう1系統の動作確認実施)を直ちに行い、問題がないことを確認。
 調査の結果、当該弁で使われている黒鉛製パッキンの粉が弁棒にごくわずか付着していた。これにより、弁の開閉に必要な力が通常よりも大きくなっていたことが原因と推定。
 当該弁の清掃・手入れ及びパッキンの取り替えを行い、動作の異常がないことを確認したことから、「運転上の制限」逸脱からの復帰を宣言(2月4日午後3時20分)。
(*)原子炉冷却材喪失事故時に原子炉格納容器内に溜まる可燃性ガス(水素)と酸素ガス濃度を制限値以下になるよう処理する装置。A系、B系の2系統で構成されている。
58

平成23年
4月16日

 水処理建屋(放射線非管理区域)において電源作業をしていたところ、スパークにより煙が発生し火災報知器が作動したことから、消防署に連絡。消防署は現場確認により「火災ではない」と判断。本事象によるけが人はなく、外部への放射能の影響もなかった。
59

平成23年
5月5日

1号機  月1回行っている残留熱除去系(*)の弁の開閉試験を実施していたところ、3系統ある同装置のうち1系統の弁が全開操作後閉まらなくなったため、「運転上の制限」からの逸脱と判断。直ちに残りの2系統の装置が健全であることを確認するとともに、当該弁を手動で全閉した。
 調査の結果、当該弁を動作させるスイッチの不良を確認した。このため、予備品と交換し、弁が正常に動作することを確認したことから、「運転上の制限」の逸脱から復帰した。
 なお、本事象による外部への放射能の影響はなかった。
(*)原子炉を停止した後、原子炉内の炉水の冷却を行ったり、非常時に原子炉内に冷却水を注入する機能を持った装置
60

平成23年
9月11日

7号機  定期検査中、4系統ある直流電源系統(*)のうち1系統の充電器が停止したため「運転上の制限」からの逸脱と判断。その後、停止した充電器を予備のものと交換して復旧したため「運転上の制限」の逸脱から復帰。
 復旧までの間、同系統内の蓄電池からの電気供給に切り替わり、機器の制御やプラントの運転監視に問題はなかった。
(*)機器の作動や制御用の直流電源を供給する系統
61

平成24年
1月19日

5号機  定格熱出力一定運転中、毎週行っている制御棒の動作確認試験において、全185本ある制御棒のうち1本が所定の位置を超えて挿入された。当該制御棒の緊急挿入機能(スクラム機能)に異常は無く、安全上の問題は無かった。当該制御棒を全挿入し引き抜けないよう安全措置を実施し、運転を継続した。
62

平成24年
2月25日

5号機  海水熱交換機建屋(*)の非管理区域に設置しているポンプで発煙が確認されたことから、消防署に連絡。消防署は「火災ではない」と判断。
 発煙発生場所は原子炉の冷却機能に直接関係するところではなく、この事象による放射能漏れなどはなかった。
(*)機器の冷却水を海水で冷やすための機器類が置かれている建屋。
63

平成24年
3月2日
(判断日)

5号機  定期検査中、燃料に係る作業を行うにあたり、中央制御室の非常用空調設備を2系列とも動作可能な状態にしなければならないところ、2月25日、27日の作業時に1系列のみが動作可能な状態であった。そのため、この日の作業の間「運転上の制限」を逸脱していたと判断。
 本事象による外部への放射能の影響はなかった。
  計63件    

柏崎刈羽原子力発電所で発生したトラブル

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