（A充てん/高圧注入ポンプの損傷）（PDF形式：31KB）

ＩＮＥＳ２００３−００７
九州電力㈱川内原子力発電所１号機の運転中に発生したトラブルについて
（Ａ充てん／高圧注入ポンプの損傷）
ＩＮＥＳ評価小委員会
平成２１年２月５日
原子力施設のトラブルの評価について
１.発電所
川内原子力発電所１号機（加圧水型：定格電気出力８９万キロワット）
２.発生年月日
平成２０年４月１８日
３.件名
「Ａ充てん／高圧注入ポンプの損傷」
４.事象内容
通常運転中の１号機において、４月１５日、１Ａ充てん／高圧注入ポンプの軸端側
軸受部の温度が通常より低いことが確認された。このため予備機に切り替え、当該ポ
ンプの分解点検を実施したところ、４月１８日、ポンプの主軸が折れていることを確
認し、当該ポンプが必要な機能を有していないと判断した。
点検調査の結果、１Ａ充てん／高圧注入ポンプの損傷の原因については、以下のと
おりと推定された。なお１Ｂ、１Ｃ充てん／高圧注入ポンプについて、調査を実施し
た結果、当該部には欠陥が見られなかった。
・小流量運転時のポンプ内の不均一な流れに起因して、主軸の割りリング溝部に比
較的大きな曲げ応力が付加された
・当該ポンプの製作時の割りリング溝部の加工方法により、コーナ部に不連続部が
生じ応力が集中した
これらの要因が重畳することによって、主軸材料の疲労限を超え、初期き裂が発生
し、その後のポンプ運転時の応力により、き裂が進展し、折損に至ったものと推定し
た。
本事象は、充てん／高圧注入ポンプ内の不均一な流れにより、ポンプの主軸割りリ
ング溝部に大きな曲げ応力が付加され、その応力がコーナ部の不連続部に集中したこ
とにより、応力が疲労限を超え初期き裂が発生、ポンプ運転時の応力によりき裂が進
展してポンプの主軸が折損したものである。
なお、発電所外及び発電所内における放射性物質の影響はなかった。
５.評価結果及び判断根拠
(1) 基準１：−
（判断根拠：発電所外における放射性物質の影響はなく、評価に関係しない。）
(2) 基準２：−
（判断根拠：発電所内における放射性物質の影響はなく、評価に関係しない。）
(3) 基準３：レベル０−
（判断根拠：本事象は、充てん／高圧注入ポンプ内の不均一な流れにより、ポンプの
主軸割りリング溝部の不連続部に大きな曲げ応力が集中し、ポンプの主
軸が損傷したものであるが、原子炉施設の安全性に影響を与えない事象
であるので、レベル０−と評価される。
）
(4) 評価結果
［基準１：−、基準２：−、基準３：レベル０−］の結果として、レベル０−
シート４
深層防護の劣化基準による評価手順
E
N
N
潜在的な故障（構造欠陥を含む）
はあるか（Ⅳ−3.2.3 へ）
Y
欠陥はルーチン・サーベイランス
で見つかったか、しかも許容基準
内にあるか
Y
レベル０
N
ルーチン・サーベイランスで
見つかった潜在的故障が安全機能を劣化させる
か、または安全機能の作動を要求
（起因事象）する可能性はあったか
N
レベル０
Y
潜在的故障が実際の故障に至ると仮定して安全機能への
影響、及び／又は安全機能の作動を要求するか決定する
明らかに安全上重要でない事象
（Ⅳ−3.2.4）
Y
レベル０
N
G
Y
本事象は出力運転中の
原子炉に影響するか
起因事象による評価
N
I
安全防護層による評価
シート５へ
シート６へ
H
J
潜在的故障については、実際の故障に至る
可能性に基づいて評価を微調整する
（Ⅳ−3.2.3）
D.I.D.基本評価
理由があるなら評価を１レベル上げる
考慮すべき点は
・共通要因故障
・不適切な手順書
・安全文化の欠如
−運転制限条件遵守違反
−QA プロセスの欠落
−ヒューマンエラーの繰り返し
−放射性物質または個人被ばく線量の不適切な管理
−過去の事象の水平展開の欠如
評価レベル全体図（図２）と
比較し、評価の一貫性の検証
D.I.D.からみたレベル最大
F
シート５
起因事象による評価
Ｇ
起因事象が
発生したか
N
Y
安全機能が劣化したか
（災害防護のためのシ
ステムの故障を含む）
基本評価レベルの決定
安全機能の劣化
起因事象発生
起因事象を伴う深層防護の
劣化に対する事象レベル評価基準
起因事象
発生頻度 予期される 起り得る 起 り そ う
にない
(1)
安全機能の
作動性(2)
起因事象により作動が要求され
る安全機能の作動性の決定(2)
・Ａ：正常
・Ｂ：運転制限条件内
・Ｃ：適切
・Ｄ：不適切
レベル０
Y
基本評価レベルの決定
起因事象発生頻度区分の決定(1)
・予期される
・起り得る
・起りそうにない
N
Ａ 正常
０
１
2
Ｂ 運転制限条件内
1/2
2/3
2/3
Ｃ 適切
2/3
2/3
2/3
Ｄ 不適切
3+
3+
3+
劣化安全機能の作動性の決定(2)
・Ａ：正常
・Ｂ：運転制限条件内
・Ｃ：適切
・Ｄ：不適切
起因事象を伴なわない深層防護の
劣化に対する事象レベル評価基準
起因事象
発生頻度 予期される 起り得る 起 り そ う
にない
(1)
安全機能の
作動性(2)
安全機能の作動を要求する起因
事象の発生頻度の決定(1)
・予期される
・起り得る
・起りそうにない
Ａ 正常
０
０
０
Ｂ 運転制限条件内
０
０
０
Ｃ 適切
1/2
１
１
3
2
1
Ｄ 不適切
安全機能の不作動時間が試験間
隔に比べて極めて短時間の場合、
レベルを１下げる
起因事象による評価
H
評価根拠表（案）
川内１（H20.4.18）Ａ充てん/高圧注入ポンプの損傷
項目
事象の状況
適用箇所
Ｉ Ｎ Ｅ Ｓへ の 適 原子炉施設の安全機能（原子炉の冷却機能，未臨界維 I-1.3
用性
持機能）に係る可能性があった事象であり、評価の適
用対象となる。
潜 在 的 故障 が あ 通常運転中に A 充てん/高圧注入ポンプの軸端側軸受 IV.3.2.3
ったか？
部の温度が低いことを巡視点検で確認、予備機に切替 潜在的故障ではない
え分解点検を実施したところ、ポンプの主軸が折れて
いることを確認した。 → ポンプの主軸が折れたた
め、潜在的な故障ではない。
ルーチンサーベラ
ンスで発見？か
つ、許容基準内？
安全機能を劣化、
または安全機能の
作動要求に発展す
る可能性は？
潜在的故障が実際
の故障に至ると仮
定し、安全機能の
影響を決定
安全上、重要な事 非常用炉心冷却設備である充てん/高圧注入ポンプの
損傷であるため、安全機能(冷却機能)に影響する事象
象？
であり、安全上重要な事象と考える。
未臨界維持機能の安全機能を有する充てん/高圧注入
ポンプでもある。
本 事 象 は出 力 運 通常運転中(定格熱出力運転中)における事象であり、
転 中 の 原子 炉 に 安全機能(原子炉の冷却機能，未臨界維持機能)に係わ
る事象であるため、出力運転中の原子炉に影響を与え
影響するか？
る。
０の微調整
起因事象｢小 LOCA｣、｢原子炉の自動停止｣を伴わず、 ０−
安全機能の劣化に至らない軽微な故障
→原子炉施設の安全性に影響を与えない事象
０→０−
付加的要因
なし
全 体 評 価レ ベ ル
図との整合
評価レベル
０−
IV.3.3
格上げ要因なし
起因事象による評価（シート５）
実際の起因事象を伴う事象
起因事象が発生？
起因事象発生頻度
区分を決定
作動が要求された
安全機能の作動性
を決定
評価レベルを決定
潜在的故障の起因
事象への発展度合
を考慮
実際の起因事象を伴わない事象
起因事象が発生？
安全機能の作動が要求される起因事象として、冷却
機能としては｢小 LOCA｣、未臨界維持機能としては
｢原子炉の自動停止｣を想定しているが、本事象では
｢小 LOCA｣も｢原子炉の自動停止｣も発生していな
い。
安全機能が劣化し 安全機能を有する充てん/高圧注入ポンプが１台故
たか
障したため、安全機能の劣化と考える。
→ 安全機能は劣化
劣化した安全機能 冷却機能に対する保安規定上の充てん/高圧注入ポ
の作動性を決定
ンプへの要求事項は、｢２系統が動作可能であるこ
と｣である。このため残りの２台の充てん/高圧注入
ポンプで２系統の動作は確保できるため、冷却機能
の作動性としては、｢正常｣と考える。
また未臨界維持機能に対する保安規定上の充てんポ
ンプへの要求事項は、｢１系統以上が動作可能である
こと｣である。このため残りの２台の充てん/高圧注
入ポンプで１系統以上の動作は確保できるため、未
臨界維持機能の作動性としても｢正常｣と考える。
起因事象発生頻度 充てん/高圧注入ポンプの冷却機能に対する作動を
（仮定）を決定
要求する事象は、｢小 LOCA｣ → 起り得る起因事象
また充てん/高圧注入ポンプの未臨界維持機能に対
し運転を要求する事象は、｢原子炉の自動停止｣
→ 予期される起因事象
INES 評価上厳しくなる事象を選択 → 予期される
起因事象（｢原子炉の自動停止｣を選択）
評価レベルを決定 0
安全機能の試験間
隔と不動作時間の
比較
潜在的故障の起因
事象への発展度合
を考慮
起因事象は発生し
ていない
安全機能の劣化
｢正常｣
予期される起因事
象