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2007年2月15日
関西電力株式会社

原子力発電所の運営状況について

当社の原子力発電所における運営状況について、以下のとおりお知らせします。

1.運転状況について(平成19年2月14日現在)
発電所 電気
出力
(kW)
運転状況 備  考
美 浜
発電所
1号機 34.0万 第22回 定期検査中
H18年11月1日〜H19年3月下旬までの予定


  当初、原子炉起動時期については、1月下旬を予定していましたが、本定期検査中に発生した以下の事象の対応により、原子炉起動時期を2月下旬に変更します。

原子炉容器炉内計装用熱電対シール部からの水のにじみについて
A−加圧器逃がし弁シート部の不具合について
【新  規】
「A−湿分分離加熱器加熱管の損傷について」
詳細は2(2)のとおり

【新  規】
「燃料集合体での異物発見について」
詳細は3(1)のとおり

【新  規】
「原子炉容器炉内計装用熱電対シール部からの水のにじみについて」
詳細は3(1)のとおり

【新  規】
「A−加圧器逃がし弁シート部の不具合について」
詳細は3(1)のとおり
2号機 50.0万 運転中  
3号機 82.6万 運転中
高 浜
発電所
1号機 82.6万 第24回 定期検査中
H18年11月22日〜未定


  当初、原子炉起動日については、2月14日を予定していましたが、2月13日にお知らせしました「原子炉起動予定日等の変更について」のとおり、現時点では2週間程度遅れる見通しです。
【お知らせ済み】
「原子炉補助建屋(管理区域)での水漏れの原因と対策について」
詳細は2(1)のとおり

【お知らせ済み】
「A−1次冷却材ポンプ軸シール部の不調について」
詳細は3(1)のとおり
2号機 82.6万 運転中  
3号機 87.0万 運転中
4号機 87.0万 運転中
大 飯
発電所
1号機 117.5万 第21回 定期検査中
H18年12月22日〜H19年5月中旬までの予定
2号機 117.5万 運転中  
3号機 118.0万 運転中
4号機 118.0万 運転中 【新 規】
「Bループ1次冷却材低温側温度計の不良について」
詳細は2(2)のとおり


2.保全品質情報について

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則および電気関係報告規則に基づく報告事象や安全協定の異常時報告事象に該当する事象を含め、保安活動向上の観点から、産官学において情報共有することが有益である事象



(1)法令に基づく報告事象や安全協定の異常時報告対象のうち重要な事象
発電所名  高浜発電所1号機 発 生 日 第24回定期検査中(1月14日)
件  名 原子炉補助建屋(管理区域)での水漏れの原因と対策について  (添付図1参照)
事象概要
および
対 策 等
 平成19年1月14日、原子炉補助建屋の体積制御タンク※1室前で、充てん/高圧注入ポンプ※2入口連絡弁他修繕工事の耐圧漏えい試験終了後の復旧作業として流量計閉止フランジの取り外し作業を行っていたところ、水漏れが発生し、協力会社作業員4名にかかりました。作業員4名については、測定の結果、身体に放射能の影響はありませんでした。
 漏水量は約370で、漏えいした放射能量は約6.9×10Bqと推定しております。漏えいした水は、排水目皿から廃液ホールドアップタンクに回収されており、外部への漏えいはなく、環境への放射能の影響はありませんでした。

 作業状況を確認したところ、当初の作業計画では、耐圧漏えい試験を実施した系統の水抜き完了後、1月15日に当該フランジを取り外す計画でしたが、水抜き操作の実施段階で、当該工事を担当する原子炉保修課が系統の水抜き操作など運転を担当する発電室の承認を得ずに、フランジの取り外し作業を実施していたことが判明しました。
 この結果、水抜き操作の過程で、系統内に残留していた圧力により系統内の水が取り外し作業中のフランジから漏えいしたものと推定されました。

 このため、今回の作業状況について関係者から聞き取り調査を実施するなど、詳細な原因調査を行った結果、原子炉保修課において、事前に発電室の承認が得られていない状態で、水抜き操作中に当該フランジの取り外し作業が行われたため、弁の操作の過程で、系統内に残留していた圧力により系統内の水が取り外し作業中のフランジから漏えいしたものと推定されました。

 対策として、以下のとおり実施することとしました。
    全原子力発電所員に対し、隔離操作を実施する上での基本動作の再徹底について周知しました。(平成19年1月16日実施済み)
    作業着手前に系統状態を発電室に確認することや、計画の変更について発電室の承認を得ること、弁等の操作を発電室以外は原則実施できないことなど、基本ルールの遵守や基本動作の徹底について、原子炉保修課をはじめとした作業担当課全員を対象に再教育を速やかに実施します。
    当該フランジなどの仮設機器について、発電室の管理対象になっていなかったため、隔離明細書の手続きの中で発電室の管理対象であることを明確にし、発電室の許可がなくては取り付け・取り外し作業ができないように社内ルールを変更します。
    発電室と原子炉保修課等の作業担当課との間や、課内での連絡・調整が確実に実施されるように、業務の手続きや連携のあり方を検討し、社内ルールに反映します。

  ※1:   体積制御タンク
運転中の1次冷却材系統の保有水量、水素濃度を調整するためのタンク。
  ※2:   充てん/高圧注入ポンプ
通常運転中は、1次冷却材系統の水質や保有水量等を調整する系統で浄化した1次冷却水を、1次冷却材系統へ送り込むポンプ。

[平成19年1月15日30日 お知らせ済み]




(2)(1)に至らない軽微な事象
発電所名  美浜発電所1号機 発 生 日 第22回定期検査中(11月28日)
件  名 A−湿分分離加熱器加熱管の損傷について (添付図2参照)
事象概要
および
対 策 等
 平成18年11月28日、A−湿分分離加熱器※1の加熱管の渦流探傷検査(ECT)※2等を実施したところ、1本が破断し(以下「A管」という)、1本で一部破口していました(以下「B管」という)。

 調査した結果、加熱管損傷の経過は以下のとおり推定されました。
   A管は平成17年9月17日、プラント出力を下げて運転した際※3に、加熱管で熱伸び幅の差※4が生じ、外面のフィン※5が最終の第13管支持板と引っかかり、さらにその後の熱伸びにより、他の管支持板およびB管と引っかかり拘束された状態になりました。このような状況下で、同年9月29日、プラント停止時※6の加熱管収縮等により、き裂が発生し、プラント運転再開時に進展し破断に至りました。
 またB管は、A管から噴出した蒸気により減肉し、破口しました。

 対策については、以下のとおり実施します。
   A管とB管およびECTの判定基準(減肉深さ10%)を超えた加熱管等の合計42本について施栓し、A管とB管のその周辺の加熱管の10本については、振れ止め防止用の補強棒を挿入しました。
 また、次回定期検査時に当該湿分分離加熱器の加熱管を、最終の第13管支持板とフィンが引っかからない構造のものに取り替えます。

 本事象による環境への影響はありません。

  ※1:   湿分分離加熱器
低圧タービンの水分による翼浸食防止とタービンの熱効率向上のため、高圧タービン排気蒸気中の湿分を除去し、主蒸気を使用して再熱し低圧タービンに供給するための機器。
  ※2:   渦流探傷検査(ECT)
コイルを内蔵した探触子に電流を通し、細管の中に入れ、発生する磁界(電気によって生じる磁力線)の変化によって、損傷箇所を探す非破壊検査。
  ※3:   B−湿分分離器加熱蒸気ドレン管温度計管台溶接部の補修に伴いプラント出力を50%まで下げて運転。
  ※4:   熱伸び幅の差
加熱管は、運転時に発生する蒸気等により熱伸びが生じる。出力低下に伴って蒸気量が減少すると温度差が生じ、加熱管の入口側と出口側では熱伸び幅に差が生じることがある。
  ※5:   フィン
加熱管の熱交換をよくするため、加熱管の外面に円周方向に加工されている円形状の放熱板。
  ※6:   A−1次冷却材ポンプシール部不調に伴いプラントを停止し、シール部を補修した。




発電所名  大飯発電所4号機 発 生 日 1月17日
件  名 Bループ1次冷却材低温側温度計の不良について (添付図3参照)
事象概要
および
対 策 等
 定格熱出力一定運転中のところ、平成19年1月17日、4系統(A〜Dループ)ある1次冷却材系統のうち、Bループの事故時監視計器である1次冷却材低温側温度計※1の指示値が、約300℃に上昇し(通常約289.5℃)、ふらついていることが確認されました。
 同ループや他ループにも設置している全ての温度計の指示値に変化がないことから、当該温度計の指示不良と判断し、保安規定の運転上の制限を満足しない状態※2となりました。
 なお、当該温度計の指示値は、同日、通常値に自然復帰しました。

 原因を調査した結果、温度検出部から検出された抵抗値を電圧に変換させる変換器が不良となり、指示値が上昇しふらついているものと推定されました。
 変換器については、予備品に取り替え、同日中に保安規定の運転上の制限を満足する状態に復旧しました。


  ※1:   本計器は、1冷却材喪失事故時などにおいて、1次冷却材系統の原子炉入口側の温度を監視するもので原子炉保護系や工学的安全施設ではない。
大飯4号機では、4系統(A〜Dループ)ある1次冷却材系統に、各1個設置されている。
  ※2:   保安規定では、運転中は4系統に各1個設置されている1次冷却材低温側温度計が全て動作可能であることが求められている。




3.その他情報
(1)不具合情報
発電所名  美浜発電所1号機 発 生 日 第22回定期検査中(11月15日)
件  名 燃料集合体での異物発見について (添付図4参照)
事象概要
および
対 策 等
 平成18年11月15日、使用済燃料ピットで水中カメラによる燃料集合体外観検査※1を行っていたところ、燃料集合体下部に金属屑らしき異物が付着していることを確認しました。この異物を回収するため、当該燃料集合体を検査場所から回収作業を行うのに十分な広さのあるキャスクローディングエリア※2へ移動し、再度、水中カメラで確認したところ、異物は確認されませんでした。このため使用済燃料ピット内および燃料集合体全数を点検しましたが、発見には至りませんでした。なお、この点検において、他の燃料集合体2体から2個の金属屑の付着が確認されたため、回収しました。

 回収できなかった異物は、ピット底部に残存しているものと推定されますが、ピット底部に水の流れはなく、ピット底部と燃料集合体下部との間に十分な距離があることから、再度、燃料集合体に付着するようなことはないと考えております。

 異物の混入経路について調査した結果、混入経路の特定には至りませんでしたが、原子炉格納容器内に設置されている燃料取替クレーン上の狭隘部に過去の作業で発生した金属屑が確認されたこと、また、原子炉補助建屋内に設置されている使用済燃料ピットのクレーン上で使用する工具等に金属屑が付着していた可能性が否定できないことから、これらの金属屑が落下し燃料集合体に付着した可能性があると推定しました。

 対策として、燃料取替クレーン上の狭隘部について清掃を実施するとともに、より確実な異物混入防止を図るため、今回の事例を関係者に周知し、工具等への付着物を含めた異物管理の重要性を再徹底しました。


  ※1:   燃料集合体外観検査:燃料集合体を水中カメラで外観上異常がないことを確認する検査。
  ※2:   キャスクローディングエリア:使用済燃料輸送容器の取り扱い場所。




発電所名  美浜発電所1号機 発 生 日 第22回定期検査中(1月21日)
件  名 原子炉容器炉内計装用熱電対シール部からの水のにじみについて (添付図5参照)
事象概要
および
対 策 等
 平成19年1月21日、1次冷却材系統内の空気抜き作業のため、当該系統内の圧力を上げたところ、3箇所ある原子炉容器炉内計装用熱電対のうち、1箇所の上部シール部からわずかな水のにじみ(約90秒に1滴)を確認しました。
 その後、当該系統の水抜きを行い、炉内計装用熱電対シール部の分解点検を行った結果、当該シール部であるパッキン(定期検査毎に取り替え)に変形や傷、異物などは認められませんでしたが、シール面を詳細に観察した結果、支持筒(コラム)との接触部において、漏えい経路の可能性が否定できない跡が確認されました。
 対策として、新しいパッキンに取り替え再組立を行いました。
 本事象による環境への影響はありません。


  ※:   燃料集合体(炉心)の温度測定用として原子炉容器上部に設置されている温度検出器。




発電所名  美浜発電所1号機 発 生 日 第22回定期検査中(2月1日)
件  名 A−加圧器逃がし弁シート部の不具合について  (添付図6参照)
事象概要
および
対 策 等
 平成19年2月1日、1次冷却材系統の漏えい検査※1を実施中のところ、2台ある加圧器逃がし弁※2下流の温度が上昇傾向を示し、加圧器逃がしタンク水位もわずかに上昇していることを確認しました。
 また、A側の出口配管表面温度に変化が認められたことから、A−加圧器逃がし弁(以下「A弁」という)のシート部(弁の内部にあり、流体を止める部分)に不具合の可能性があると考えられたため、検査を中断しました。

 当該系統の水抜きを行い、A弁の分解点検を行った結果、弁体シート部に漏えいした跡が認められ、微小な鉄錆が噛み込んでいることが確認されました。
 対策として、弁体、弁棒、弁座、ケージ押さえを予備品に取り替え復旧します。
 なお、B−加圧器逃がし弁についても分解点検を実施し、シート部に漏えい跡や付着物がないことを確認しており手入れ後復旧します。

 本事象による環境への影響はありません。


  ※1:   1次冷却材系統の圧力を上昇させて原子炉容器、蒸気発生器伝熱管等、1次冷却材系統設備からの漏えいがないことを確認する検査(毎定検実施)。
  ※2:   加圧器逃がし弁は、1次冷却材系統の圧力を調整する加圧器の圧力が上昇しすぎた場合に、加圧器逃がしタンクに圧力を逃がすために設置している。




発電所名  高浜発電所1号機 発 生 日 第24回定期検査中(2月11日)
件  名 A−1次冷却材ポンプ軸シール部の不調について
(原子炉起動予定日等の変更について)  (添付図7参照)
事象概要
および
対 策 等
 平成18年11月22日から第24回定期検査を実施し、平成19年2月14日に原子炉を起動する予定で作業を進めていました。

 原子炉起動に向けて2月11日に3台ある1次冷却材ポンプを起動し、運転状態を確認していたところ、A−1次冷却材ポンプ軸シール部を構成するNo.3シールから格納容器冷却材ドレンタンクに回収されるシール水(封水)の戻り流量が多いことが確認されました。このため、No.3シールの不調と判断し、当該部を取り替えることとしました。
 この作業に伴い、現時点では原子炉起動が2週間程度遅れる見通しです。

 なお、本事象による環境への放射能の影響はありません。


  ※1:   1次冷却材ポンプの主軸の隙間から1次冷却材が外部に漏れ出すのを防ぐため、高圧水(封水)を注入している部分。同ポンプでは、No.1シール、No.2シール、No.3シールの3段シール部で構成されている。

[平成19年2月13日 お知らせ済み]



(2)その他情報(工学的安全施設の予防保全作業)

   なし


  保全品質情報については、下記の公開サイトにおいても、準備が整い次第掲載していきます。
  当社ホームページ(/knic/meeting/index.html)“原子力情報センター(保全品質情報)”
  日本原子力技術協会ホームページ(http://www.nucia.jp)“原子力施設情報公開ライブラリー「ニューシア」”

以 上

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