プレスリリース

　運転中、1月9日から10日にかけて、Ｃ－加圧器安全弁の出口温度が、通常範囲(～約70℃程度)から上昇し、1月10日18時頃には通常範囲内に戻りました。　その後、監視強化を継続していましたが、1月12日昼ごろに当該出口温度が再度、通常範囲を超えて緩やかな上昇傾向にあったことから、当該安全弁の点検等を行うため、1月13日17時55分から出力降下を開始し、14日1時に発電を停止、同日2時09分に原子炉を停止しました。
　 調査の結果、当該弁の各部品のはめ込み状態等に異常はありませんでしたが、シート面の一部に漏えい跡が確認されたことから、原因は、シート面に異物が付着したため微少な漏えいが発生し、当該弁の出口温度が上昇したものと推定されました。
　 対策として、当該弁のシート面の手入れを行い、復旧することとしました。
　 また、加圧器安全弁機能検査前には、異物防止対策を徹底することとしました。

(平成17年1月11日、12日、18日　お知らせ済)

　その後、当該弁の組立て後、漏えい確認、設定圧力確認を実施し、当該弁の健全性を確認した上で、1月21日に原子炉を起動し、翌22日に発電を再開しました。

　運転中、1月20日10時頃、当社運転員の巡回点検において、湿分分離加熱器ドレンタンク上部の保温接合部付近で、わずかな蒸気漏れを確認しました。
　 このため、同日、13時30分から出力降下を開始し、20時には電気出力を約10％にして、当該タンクを隔離し、漏えいを停止した上で、保温材を取り外し、点検を実施したところ、計器用取付管台の閉止栓の溶接部で２箇所に約１mmφの微小な穴が認められました。
　 原因調査の結果、当該タンク据付時において、現地の手持ち材料（棒状とリング状の鋼材）により製作された閉止栓を取り付けたことや、作業員の溶接施工時の体勢が適切でなかったため、当該タンク内面から溶接外表面近傍まで、それぞれの溶接欠陥がつながった状態となっていたと考えられます。
　 その後、プラントの起動、停止による圧力変動により、溶接外表面の最も薄くなった部分で開口し、漏えいに至ったものと推定されました。
　 対策として、当該閉止栓を標準の一体型構造のものに取り替えることとしました。
　 なお、溶接施工にあたっては、より溶接性の高い溶接方法を用いるとともに、溶接の健全性を確認するため、磁粉探傷検査^※ により溶接金属内の欠陥の有無を確認します。

（平成17年1月20日、21日、25日　お知らせ済）

　閉止栓取り替え完了後、同閉止栓の健全性を確認した上で、1月26日出力上昇を開始し、翌27日に定格熱出力一定運転に復帰しました。

　 ２次系配管破損事故の当該プラントであることを勘案し、現在、「原子力設備２次系配管肉厚の管理指針(PWR)」における全ての対象箇所の点検（肉厚測定）を実施中です。
　 １月末までに、点検予定箇所（5,559箇所）のうち、2,379箇所（12月末までの798箇所を除く）の点検を実施しており、肉厚測定の結果、計算必要厚さを下回る部位が１０箇所確認されました。
　 その他の箇所については計算必要厚さを満足していることを確認しています。
　 なお、計算必要厚さを下回っていることが確認された１０箇所については、今定期検査中に取り替えることとします。

（平成17年2月14日お知らせ済）

　運転中、２月１４日、定期的に実施している安全注入系統弁開閉確認として、Ａ高圧注入ポンプ燃料取替用水ピット側入口電動弁^※１ （以下「当該電動弁」）の開閉操作を行っていたところ、10時46分に「非常用母線^※２ （3-4A1、4A2、3-4B1、4B2）地絡」警報が発信するとともに、ＣＲＴ^※３ に「３－４Ａ１母線地絡」が表示したことを運転員が確認しました。
　 警報は発信したものの、非常用母線(3-4A1、4A2、3-4B1、4B2）の電圧は確保されており、プラントの運転等に支障はありませんでした。
　 また、当該電動弁は正常に動作しており、高圧注入系の機能にも支障はありませんでした。
　 再現性確認のため再度当該電動弁の開閉操作を行った結果、同様の「非常用母線地絡」警報発信、ＣＲＴには「３－４Ａ１母線地絡」の表示を確認しました。また、これらの警報発信時には、非常用母線から受電している他の機器の操作は実施していないことから、当該電動弁の電気系統に不具合があるものと推定しました。
　 当該電動弁の詳細点検を行うため、２月14日18時45分に当該電動弁を「開」状態で電源を開放（駆動電源を「切」）しました。これにより、保安規定に定める運転上の制限を満足しない状態となりました。
　 その後、当該電動弁電動機（モーター）の絶縁抵抗測定等の点検を行った結果、電動機内にある電磁ブレーキ用コイルのリード線３本のうち１本の被覆が削れ、素線が露出していることが確認され、これにより地絡^※４ に至ったものと推定されました。
　 対策として、当該電動弁の電磁ブレーキを含む電動機を予備品に取り替え、電源を投入し、健全性を確認しました。これにより、２月15日４時30分に、保安規定に定める運転上の制限を満足する状態に復帰しました。なお、本事象による環境への影響はありません。

　定期検査中、1月26日14時40分頃、原子炉格納容器内で配管支持構造物の溶接作業を行っていたところ、溶接の際に発生する火花が作業箇所の下（床面）に置いていたゴミ袋（ビニール製）に落下し、ゴミ袋から発煙しているのを当社の保修員と協力会社作業員が発見しました。直ちにこの作業員がゴミ袋を足で踏み、それ以上の進展はありませんでした。（火災報知器は発報しておりません）
　 床面は２枚の防火シートで養生していましたが、落下した溶接の火花の一部が、床面防火シート間の隙間または、防火シートと格納容器壁との隙間から入ったことにより、シート下にあったゴミ袋の発煙に至ったものと推定されました。
　 なお、負傷者は発生しておりません。

（平成17年1月26日　お知らせ済）

　定期検査中、１月30日から、燃料集合体を原子炉の炉心へ順次装荷する作業を行っていましたが、２月１日８時33分、１１４体目の燃料集合体を所定の位置（L-9）^※１ に装荷した際、隣の空いているべき位置（L-8）に燃料集合体が装荷されていることを確認しました。このため作業を中断し、既に装荷した燃料集合体全数の位置を確認した結果、113体目の燃料集合体が、本来計画していた装荷位置（L-11）とは異なる位置（L-8）に装荷されていることを確認しました。なお、原子炉の安全上の問題はありません。
　 当該（113体目）燃料集合体の装荷作業時の状況を調査した結果、クレーンを走行位置Ｌまで移動させた後、作業指示者は、クレーンの横行位置を11とし、８ｍｍ微調整^※２ するとの指示を出したが、クレーン操作者が横行位置（11）と微調整量（８ｍｍ）の数字を混同し、横行位置８にクレーンを移動させていたことが判明しました。
　 また、クレーン操作者と作業指示者は、クレーン移動後に位置確認のため炉心アドレスモニタ^※３ を確認した際、微調整量（８mm）の確認に注意が集中し、装荷位置の再確認を行わなかったため、装荷位置の間違いに気づきませんでした。
　 対策として、作業指示者、クレーン操作者に加え、クレーン操作に携わっていない作業員も、クレーン移動後の燃料集合体装荷位置確認を行うとともに、作業時に使用するチェックシートを、クレーン移動後の燃料集合体装荷位置を記入する様式に改善することで、確実な位置確認を行うこととしました。
　 また、指差呼称、復命復唱等の基本ルールの再徹底を図りました。
　 なお、今定期検査における装荷作業は、157体（全数）の燃料集合体について、正しい位置に装荷されていることを確認し終了しております。

（平成17年2月14日　お知らせ済）

　運転中、２月10日14時15分頃、原子炉補助建屋内（管理区域内）において室内の壁の塗装準備作業を実施していた協力会社社員が、塗装範囲の区画用養生テープを貼るため、脚立３段目まで上がり脚立を跨ぐ格好で踏板に足を置いて作業を行っていました。
　 その後、養生テープを貼る位置を確認する際、バランスを崩し、右足が３段目の踏板から外れ、約0.8ｍ下の床面に転倒し、右足首を負傷しました。
　 このため、同日14時45分頃、放射性物質による汚染等がないことを確認した上で、管理区域から退出し、病院において診察を受けたところ、右足関節粉砕骨折および右腓骨骨折により、手術の必要があるとの診断を受けました。（診断の結果、約３ヶ月の休業・加療を要する見込み）

　現在、入院先において治療中です。