JNC TN9440 2005-001

高速実験炉「常陽」の定期的な評価

－保安活動に関する評価－

（業務報告）

２００５年２月

核燃料サイクル開発機構

大洗工学センター

本資料の全部または一部を複写・複製・転載する場合は、下記にお問い合わせ ください。 〒319－1184 茨城県那珂郡東海村村松４番地４９ 核燃料サイクル開発機構 技術展開部 技術協力課 電話：029-282-1122（代表） ファックス：029-282-7980 電子メール：jserv@jnc.go.jp Inquiries about copyright and reproduction should be addressed to : Technical Cooperation Section, Technology Management Division , Japan Nuclear Cycle Development Institute

4-49 Muramatsu , Tokai-mura , Naka-gun , Ibaraki 319-1184 , Japan

C 核燃料サイクル開発機構 （Japan Nuclear Cycle Development Institute） ２００５

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2 0 0 5 年 2 月

i

高速実験炉「常陽」の定期的な評価 － 保安活動に関する評価 －

（業務報告） 前田幸基 1) 鹿志村洋一 2)、鈴木寿章 2) 礒崎和則 3)、干場英明 4) 北村了一 5)、中野朋之 6)

高松 操 1)、関根 隆 1)

要 旨

高速実験炉「常陽」では、定期的な評価（保安活動に関する評価）として、「原子炉

施設の保安活動の実施状況の評価」及び「原子炉施設の保安活動への最新技術知見の反

映状況の評価」について、ワーキンググループを設置し、平成 17年 1月までに実施した。 （1）原子炉施設の保安活動の実施状況の評価 ①運転管理、②保守管理、③燃料管理、④放射線管理、⑤放射性廃棄物管理、⑥

非常時の措置、⑦事故・故障等の経験反映状況に係るこれまでの保安活動を調査し、

これらが適切かつ有効であったことを確認した。 （2）原子炉施設の保安活動への最新技術知見の反映状況の評価 平成 15年 3月 31日までに制定・改定された関連する指針類への適合性を調査し、「常陽」では、最新の技術的知見を、適宜、プラントに反映し、最新の指針類に適

合するよう適切な措置を講じていることを確認した。 これらの評価の結果、これまでの保安活動及び最新の技術的知見の反映は適切であっ

たと評価した。また、本評価により、原子炉施設の安全性・信頼性確保のための新たな

追加措置は摘出されなかった。

1） 核燃料サイクル開発機構 大洗工学センター 照射施設運転管理センター 実験炉部 技術課 2） 核燃料サイクル開発機構 大洗工学センター 照射施設運転管理センター 実験炉部 原子炉第一課 3） 核燃料サイクル開発機構 大洗工学センター 照射施設運転管理センター 実験炉部 原子炉第二課 4） 核燃料サイクル開発機構 大洗工学センター 安全管理部 放射線管理課 5） 核燃料サイクル開発機構 大洗工学センター 照射施設運転管理センター 照射管理課 6） 核燃料サイクル開発機構 大洗工学センター 照射施設運転管理センター 環境保全課

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Feb rua r y，2005

ii

Periodic Safety Review of the Experimental Fast Reactor JOYO - Review of the Activity for Safety -

(Progress Report) Yukimoto MAEDA1) Youichi KASHIMURA2), Toshiaki SUZUKI2) Kazunori ISOZAKI3), Hideaki HOSHIBA4) Ryoichi KITAMURA5), Tomoyuki NAKANO6)

Misao TAKAMATSU1), Takashi SEKINE1)

Abstract

Periodic safety review (Review of the activity for safety) which consisted of

“Comprehensive evaluation of operation experience” and “Incorporation of the latest technical knowledge” was carried out up to January 2005.

1. Comprehensive evaluation of operation experience

It was confirmed that the effectual activities for safety through the operation of JOYO were carried out in terms of (1) Operation management, (2) Maintenance management, (3) Fuel management, (4) Radiation management, (5) Radioactive waste management, (6) Emergency planning and (7) Feedback of incidents and failures.

2. Reflection of the latest technical knowledge

It was confirmed that the latest technical knowledge including regulation and guide line established by Nuclear Safety Commission of Japan until March.31st.2003 were properly reflected in impressing the safety of the reactor.

As a result, it was evaluated that the activity for safety was carried out effectually, and no

additional measure was identified continual safe operation of the reactor.

1） Reactor Technology Section, Experimental Reactor Division, Irradiation Center, O-arai Engineering Center, JNC 2） Operation Engineering Section, Experimental Reactor Division, Irradiation Center, O-arai Engineering Center, JNC 3） Maintenance Engineering Section, Experimental Reactor Division, Irradiation Center, O-arai Engineering Center, JNC 4） Radiation Control Section, Health and Safety Division, O-arai Engineering Center, JNC 5） Irradiation and Administration Section, Irradiation Center, O-arai Engineering Center, JNC 6） Waste Management Section, Irradiation Center, O-arai Engineering Center, JNC

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iii

目 次

1. 概要························································································································ 1.－1

2. 原子炉施設の保安活動の実施状況の評価 ························································· 2.－1

2.1 運転管理 ·········································································································· 2.1－1

2.1.1 運転実績 ··································································································· 2.1.1－1

2.1.2 運転体制 ··································································································· 2.1.2－1

2.1.3 運転員の業務と運転手順書···································································· 2.1.3－1

2.1.4 運転員の教育訓練 ··················································································· 2.1.4－1

2.1.5 運転上の制限、運転上の条件及び運転管理上の条件························· 2.1.5－1

2.1.6 運転管理に関する総合評価···································································· 2.1.6－1

2.2 保守管理 ·········································································································· 2.2－1

2.2.1 定期的な検査 ··························································································· 2.2.1－1

2.2.2 設備の改造・取替実績············································································ 2.2.2－1

2.2.3 保守管理体制 ··························································································· 2.2.3－1

2.2.4 保守員の教育訓練 ··················································································· 2.2.4－1

2.2.5 保守管理に関する総合評価···································································· 2.2.5－1

2.3 燃料管理 ·········································································································· 2.3－1

2.3.1 燃料の検査 ······························································································· 2.3.1－1

2.3.2 燃料の運用 ······························································································· 2.3.2－1

2.3.3 燃料の信頼性向上対策············································································ 2.3.3－1

2.3.4 燃料管理に関する総合評価···································································· 2.3.4－1

2.4 放射線管理 ······································································································ 2.4－1

2.4.1 被ばく線量の推移 ··················································································· 2.4.1－1

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iv

2.4.2 被ばく低減対策 ······················································································· 2.4.2－1

2.4.3 被ばく線量管理 ······················································································· 2.4.3－1

2.4.4 放射線管理に関する総合評価································································ 2.4.4－1

2.5 放射線廃棄物管理 ·························································································· 2.5－1

2.5.1 放射性廃棄物の発生実績········································································ 2.5.1－1

2.5.2 放射性廃棄物の低減対策········································································ 2.5.2－1

2.5.3 放射性廃棄物の運用管理········································································ 2.5.3－1

2.5.4 放射線廃棄物管理に関する総合評価 ···················································· 2.5.4－1

2.6 非常時の措置 ·································································································· 2.6－1

2.6.1 事故対応組織の立ち上げ方法································································ 2.6.1－1

2.6.2 通報連絡、避難誘導、非常時の医療方法 ············································ 2.6.2－1

2.6.3 放射能影響範囲の推定方法···································································· 2.6.3－1

2.6.4 被ばく及び汚染拡大の防止方法 ···························································· 2.6.4－1

2.6.5 復旧対策 ··································································································· 2.6.5－1

2.6.6 原子力防災資機材の整備・点検方法 ···················································· 2.6.6－1

2.6.7 事故対応の教育及び訓練の実施 ···························································· 2.6.7－1

2.6.8 非常時の措置に関する総合評価 ···························································· 2.6.8－1

2.7 事故・故障等の経験反映状況······································································· 2.7－1

2.7.1 「常陽」で経験した事故・故障等の反映 ············································ 2.7.1－1

2.7.2 国内外の原子炉施設の事故・故障等の経験の反映 ···························· 2.7.2－1

2.7.3 事故・故障等の経験反映状況に関する総合評価 ································ 2.7.3－1

2.8 原子炉施設の保安活動の実施状況の評価に係るまとめ ··························· 2.8－1

3. 原子炉施設の保安活動への最新技術知見の反映状況の評価·························· 3.－1

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v

3.1 発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針 ······································· 3.1－1

3.2 原子炉立地審査指針及びその適用に関する判断のめやすについて ········ 3.2－1

3.3 プルトニウムを燃料とする原子炉の立地評価上必要なプルトニウム

に関するめやす線量について········································································ 3.3－1

3.4 高速増殖炉の安全性の評価の考え方 ··························································· 3.4－1

3.5 発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針 ······························· 3.5－1

3.6 発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針 ··························· 3.6－1

3.7 発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針 ··········································· 3.7－1

3.8 発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針················ 3.8－1

3.9 発電用軽水型原子炉施設における放出放射性物質の測定に関する

指針··················································································································· 3.9－1

3.10 水冷却型試験研究用原子炉施設に関する安全設計審査指針·················· 3.10－1

3.11 水冷却型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針 ·············· 3.11－1

3.12 発電用軽水型原子炉施設の火災防護に関する審査指針·························· 3.12－1

3.13 発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する

審査指針 ··········································································································· 3.13－1

3.14 発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する

審査指針 ··········································································································· 3.14－1

3.15 発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針······················ 3.15－1

3.16 原子炉施設の保安活動への最新技術知見の反映状況の評価に係る

まとめ··············································································································· 3.16－1

4. まとめ···················································································································· 4.－1

別紙：ワーキンググループ体制

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1.－1

1. 概要

試験炉規則第 14条の 2では、原子炉設置者に対して、「原子炉施設の定期的な評

価（以下「定期的な評価」）として、（1）原子炉の運転を開始した日から起算して

10年を超えない期間ごとに、①原子炉施設における保安活動の実施の状況の評価、

②原子炉施設における保安活動への最新の技術的知見の反映状況の評価、（2）原子

炉の運転を開始した日から起算して 30年を経過する日までに、①経年変化に関す

る技術的な評価の実施、②原子炉施設の保全のために実施すべき措置に関する 10

ヶ年間の計画の策定を実施することを義務付けている。

これを受け、原子炉施設保安規定第 43条の 2では、上記に基づき、「定期的な評

価」のうち、「保安活動に関する評価（上記（1）①、②に該当）」を平成 17年 2月

1日までに実施することを定めている。原子炉施設保安規定第 43条の 3に則り、作

成した「定期的な評価計画書」（平成 16年 7月 27日承認）に基づき、「保安活動に

関する評価」を実施した。以下に実施内容を示す。なお、上記（2）①、②につい

ては、原子炉施設保安規定第 43条の 2において、運転開始後 30年を経過する日（平

成 17年 4月 23日）までに「高経年化に関する評価」として実施することを定めて

おり、別途実施する。

＜原子炉施設の保安活動の実施状況の評価＞

「原子炉施設の保安活動の実施状況の評価」では、以下の項目毎に過去の保安活

動を振り返り、それらが適切かつ有効なものであったかを評価した。評価対象期間

は、原則、昭和 50年 4月 24日（保安規定認可日）～平成 15年 3月 31日（約 28

年間）とした。ただし、項目によっては、MK-Ⅱ運転を対象とした調査によって代

表させる。

① 運転管理

② 保守管理

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1.－2

③ 燃料管理

④ 放射線管理

⑤ 放射性廃棄物管理

⑥ 非常時の措置

⑦ 事故・故障等の経験反映状況

＜原子炉施設の保安活動への最新技術知見の反映状況の評価＞

「原子炉施設の保安活動への最新技術知見の反映状況の評価」では、平成 15年 3

月 31日までに制定・改定された関連する指針類への適合性を評価した。関連する指

針類は、原子炉施設設置変更許可申請書において、「適合した設計とする」もしくは

「参考とする」とした以下の指針とした。

・ 発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針

・ 原子炉立地審査指針及びその適用に関する判断のめやすについて

・ プルトニウムを燃料とする原子炉の立地評価上必要なプルトニウムに関

するめやす線量について

（参考）

・ 高速増殖炉の安全性の評価の考え方

・ 発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針

・ 発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針

・ 発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針

・ 発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針

・ 発電用軽水型原子炉施設における放出放射性物質の測定に関する指針

・ 水冷却型試験研究用原子炉施設に関する安全設計審査指針

・ 水冷却型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針

・ 発電用軽水型原子炉施設の火災防護に関する審査指針

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1.－3

・ 発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針

・ 発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針＊1

・ 発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針＊2

＊1：「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」において、本指針を使用

しているため、評価対象とする。

＊2：「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」において、本指

針を使用しているため、評価対象とする。

JNC TN9440 2005-001

2.－1

2. 原子炉施設の保安活動の実施状況の評価

「原子炉施設の保安活動の実施状況の評価」では、以下の項目毎に過去の保安活

動を振り返り、これらが適切かつ有効なものであったかを評価した。評価対象期間

は、原則、昭和 50年 4月 24日（保安規定認可日）～平成 15年 3月 31日とした。

ただし、項目によっては、MK-Ⅱ運転を対象とした調査によって代表させる。

① 運転管理

② 保守管理

③ 燃料管理

④ 放射線管理

⑤ 放射性廃棄物管理

⑥ 非常時の措置

⑦ 事故・故障等の経験反映状況

JNC TN9440 2005-001

2.1－1

2.1 運転管理

高速実験炉「常陽」の設置目的は、①自主技術により、ナトリウム冷却高速炉を

設計・建設・運転し、そこから得られる技術的経験を後続炉に反映すること、②高

速増殖炉用燃料、材料開発のための高速中性子照射場として活用することである。

これらの成果を取得するためには、原子炉を安全・安定に運転し、原子力の技術

的信頼と社会的信頼を獲得することが重要であり、通常運転時のみならず、事故・

故障時にあっても、十分な安全を確保できる運転管理が必要である。

ここでは、以下の項目について、その実績等を調査し、これまで実施してきた運

転管理が適切かつ有効なものであったかを評価した。

（1）運転実績

「2.1.1 運転実績」において、これまでの運転実績を調査し、「常陽」の運

転を、その計画に従って、着実に実施していることを確認する。また、この

間に発生した事故・故障等の実績を調査し、これらの事象に対して、適切な

処置を講じていることを確認する。

（2）運転体制

「2.1.2 運転体制」において、「常陽」の運転に係る組織・構成・勤務体制

の現状を調査し、通常運転時のみならず、事故・故障時にあっても、適切な

対応ができる運転体制を整備していることを確認する。また、現状の運転体

制に至るまでの改善状況を調査し、運転経験やトラブル等に伴う改善を適切

に実施していることを確認する。

（3）運転員の業務と運転手順書

「2.1.3 運転員の業務と運転手順書」において、通常運転時のみならず、

事故・故障時にあっても、「常陽」を安全に維持するための運転手順書が適切

に整備され、運転員の業務が確実に遂行できることを確認する。また、これ

らに係る改善状況を調査し、運転経験やトラブル等に伴う改善を適切に実施

JNC TN9440 2005-001

2.1－2

していることを確認する。

（4）運転員の教育訓練

「2.1.4 運転員の教育訓練」において、運転員に対する教育・訓練を適切

に実施していることを確認するため、その実績を調査する。また、これらに

係る改善状況を調査し、運転経験やトラブル等に伴う改善を適切に実施して

いることを確認する。

（5）運転上の制限、運転上の条件及び運転管理上の条件

「2.1.5 運転上の制限、運転上の条件及び運転管理上の条件」において、

運転上の制限、運転上の条件及び運転管理上の条件に定めた項目の実績を調

査し、これまで、「常陽」の運転管理を適切に実施していることを確認する。

JNC TN9440 2005-001

2.1.1－1

2.1.1 運転実績

（1）調査方法

プラント管理月報により運転実績を調査する。また、法令報告書及び運転

実績記録により、事故・故障の実績を調査する。

（2）調査結果

① 運転実績の推移

昭和 52 年 4 月に増殖炉心（MK-Ⅰ炉心）の初臨界を達成し、2 サイクル

（第 0 サイクルを除く）の 50MWt 定格出力運転を実施した後、定格出力を

75MWt とし、6 サイクル（第 0 サイクルを除く）の定格出力運転を実施し

た。その後、昭和 57 年に最大熱出力を 100MWt とした照射炉心（MK-Ⅱ炉

心）に移行し、平成 12 年まで 35 サイクル（第 0 サイクルを除く）の定格

出力運転を実施した。MK-Ⅰ、MK-Ⅱ累計の積算運転時間は 60,725 時間、

積算熱出力は 5,061,334 MWh に達している。「常陽」MK-Ⅰ炉心初臨界から

の運転実績を図 2.1.1.1 に示す。

MK-Ⅰ炉心の定格運転日数は、1 サイクルあたり 45 日が標準である。

50MWt 第 1 サイクルから第 2 サイクル、75MWt 第 1 サイクルから第 6 サイ

クルの定格運転日数は、実効最大出力換算（EFPD）で 39 EFPD から 45 EFPD

であり、計画どおりであった。この間、4 回（性能試験期間を除く）の計画

外停止があったが、早期に復旧し、運転を実施した。MK-Ⅰ炉心の運転実

績を表 2.1.1.1（1）に、「常陽」における計画外停止の実績を表 2.1.1.2 に示

す。

MK-Ⅱ炉心の定格運転日数は、第 1 サイクルから第 12 サイクルについて

は、MK-Ⅰと同様、45 日が標準である。第 13 サイクル以降は、炉心燃料集

合体の最高燃焼度を 50,000MWd/t から 75,000MWd/t に上昇する原子炉設置

JNC TN9440 2005-001

2.1.1－2

変更許可を取得し、定格運転日数を 1 サイクルあたり、70 日とした。なお、

第 32 サイクルから第 35 サイクルは、MK-Ⅲ移行炉心の運転であり、各サ

イクルで 5 体ずつ（計 20 体）の MK-Ⅲ用炉心燃料集合体を装荷している。

MK-Ⅱ炉心の運転実績を表 2.1.1.1（2）に示す。

MK-Ⅱ第 1 サイクルから第 12 サイクルの定格運転日数は、43 EFPD から

46 EFPD であった。また、第 13 サイクル以降の定格運転日数は、30 EFPD

から 70 EFPD であった。なお、表 2.1.1.3 に示すように、定格運転日数が 50

EFPD を下回る運転サイクルの大部分は、燃料供給と照射ニーズを考慮し、

当初から、短期間運転としたものであり、MK-Ⅱ炉心においても、計画外

停止により残りのサイクル運転を中止した 1 回を除き計画どおりの運転期

間を達成した。

表 2.1.1.2 に示すように、MK-Ⅱ運転における計画外停止は、8 回（性能

試験期間を除く）であった。このうち、5 回は外部電源喪失、3 回は機器の

故障に起因するものであったが、いずれも適切な対応により早期に運転を

再開した。

② 事故・故障等の報告

平成 14 年度までに法令報告を行った事故・故障は 9 件である。その概要、

原因及び主要な対策については、「2.7.1 「常陽」で経験した事故・故障等

の反映」に示す。いずれも、原因の究明と有効な対策がとられ、適切な措

置を講じることができた。

（3）評価

各運転サイクルにおける計画に基づき、着実に運転を実施していると評価で

きる。また、この間に発生した事故・故障等に対して、原因の究明と有効な対

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2.1.1－3

策を実施し、適切な措置を講じることができたと評価できる。

（4）今後の取り組み

運転経験、事故・故障等の反映を図り、今後も安全、安定運転を継続できる

よう、一層の予防保全に努める。

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2.1.1－4

　

　

項　

目起動

・停止

回数

運転

時間

定格

出力

運転

時間

運転

サイ

クル

(回）

　（

ｈ）

（Ｍ

Ｗｔｈ

）実

効定

格出

力運

転日

数（

ＥＦ

ＰＤ

）（ｈ

）

低　

出　

力　

試　

験 S52. 4.20

～S52.1

1.19

100

360.8

70.0

0.0

・S52.

4/24

11:

07 初臨

界達

成

５０

ＭＷ

ｔ第

０サ

イク

ル S53. 4.18～

S53. 9.16

242,31

2.6

57,35

347.8

288.0

・S53.

7/ 5

14:

34

50MW

t初到

達

５０

ＭＷ

ｔ第

１サ

イク

ル S53.10.27～

S53.12.11

21,06

7.6

51,59

843.0

1022.5

・S53.

9/29

50

MWt使

用前

検査

合格

５０

ＭＷ

ｔ第

２サ

イク

ル S54. 1.12～

S54. 2.26

21,07

7.6

52,46

943.7

1041.3

・第

１回

定期

検査

：S54.

3/ 5

～S5

5. 2/ 1

（75

MWt使

用前

検査

合格

）

特　

殊　

試　

験 S54. 4.11～

S54.

5.26

824

5.1

3,71

53.1

5.0

・制

御棒

校正

等実

施

７５

ＭＷ

ｔ第

０サ

イク

ル S54. 7. 3～

S54. 8.23

1398

1.0

48,46

926.9

312.0

・S54.

7/16

11:

38

75MW

t初到

達

７５

ＭＷ

ｔ第

１サ

イク

ル S55. 1.16～

S55. 3. 9

211,03

4.0

70,71

339.3

881.5

・S55.

2/ 1

75

MWt

使用

前検

査合

格

特　

殊　

試　

験 S55. 4.13～

S55.

4.21

439.7

291

0.2

0.0

・55MWt

１時

間照

射等

実施

７５

ＭＷ

ｔ第

２サ

イク

ル S55. 5. 8～

S55. 6.24

91,07

4.0

73,44

140.8

896.9

７５

ＭＷ

ｔ第

３サ

イク

ル S55. 7.14～

S55. 9. 4

171,05

5.0

72,46

540.3

878.7

・第

２回

定期

検査

：S55.

8/29

～S5

6. 3/28

７５

ＭＷ

ｔ第

４サ

イク

ル S56. 3.12～

S56. 5.11

121,24

3.7

81,73

045.4

875.8

・S56.

4/17

5:2

5 累

積運

転時

間１

万時

間到

達

特　

殊　

試　

験 S56. 5.22～

S56. 5.29

414

5.9

6,11

53.4

1.0

・取

替燃

料温

度、

流量

変化

特性

及び

燃料

中心

温度

測定

７５

ＭＷ

ｔ第

５サ

イク

ル S56. 6.16～

S56. 8. 9

131,14

3.5

79,98

044.4

994.1

特　

殊　

試　

験 S56. 9.11～

S56.10. 4

18

57.5

60.0

0.0

・中

性子

源な

しで

の臨

界試

験等

実施

７５

ＭＷ

ｔ第

６サ

イク

ル S56.11. 2～

S56.12.27

131,12

2.5

74,97

941.7

926.3

・30MWt

,75M

Wt か

らの

自然

循環

試験

等実

施

・第

３回

定期

検査

：S57.

1/ 4

～S5

8. 3/31

特　

殊　

試　

験 S57. 1. 6～

S57. 1.10

27.5

00.0

0.0

・Ｍ

Ｋ-Ⅰ炉

心最

後の

燃焼

係数

測定

・置

換反

応度

測定

等の

実施

ＭＫ

－Ⅰ

(増殖

炉心

）累

計262

12,96

8.0

673,33

041

9.9

8123.0

運　

転　

期　

間備

考

積算

熱出

力

表2.

1.1.

1（1）

運転実績（

MK

-Ⅰ炉心）

JNC TN9440 2005-001

2.1.1－5

　

　

項　

目起動

・停

止回

数運転

時間

定格

出力時

運転

時間

運転

サイ

クル

（回）

　（

ｈ）

（Ｍ

Ｗｔｈ

）実

効定

格出

力運

転日

数（

ＥＦ

ＰＤ

）　（

ｈ）

　ＭＫ

－Ⅱ

用炉

心性

能試

験 S57.11.16

～S58.

2. 7

2511

6.9

20.0

0.0

・S57.1

1/22

11:

22

MK-Ⅱ

初臨

界到

達

　１０

０Ｍ

Ｗｔ

第０

サイ

クル

S58. 2. 8

～S58.

4. 7

191,10

5.9

60,33

225.1

240.0

・S58.

3/12

10:

30,

100

MWt初

到達

　照射

ベッ

ド特

性試

験 S58. 4. 8

～S58.

7.31

3626

9.9

6,52

82.7

0.0

　１０

０Ｍ

Ｗｔ

第１

サイ

クル

S58. 8. 9

～S58.

9.30

81,18

1.1

105,03

243.8

897.3

・S58.

9/28

手

動ス

クラ

ム試

験で

停止

　１０

０Ｍ

Ｗｔ

第２

サイ

クル

S58.10.12

～S58.1

2. 2

81,16

1.4

109,48

245.6

1,03

2.3

・S58.1

1/30

, 10

0MWt

手動

スク

ラム

試験

で停

止

・第

４回

定期

検査

：S58.1

2/ 1

～S5

9. 4/28

　１０

０Ｍ

Ｗｔ

第３

サイ

クル

S59. 4.19

～S59.

6.10

91,17

8.8

106,49

044.4

1,00

9.8

　１０

０Ｍ

Ｗｔ

第４

サイ

クル

S59. 6.25

～S59.

8.12

51,12

1.1

105,64

944.0

891.4

　１０

０Ｍ

Ｗｔ

第５

サイ

クル

S59. 9. 3

～S59.1

0.22

51,13

9.5

108,49

145.2

938.1

・S59.1

0/10

19:

51

累積

運転

時間

２万

時間

到達

・S59.1

0/22

自

然循

環試

験実

施

　１０

０Ｍ

Ｗｔ

第６

サイ

クル

S59.11.26

～S60.

1.12

11,13

5.7

108,11

445.0

919.0

　１０

０Ｍ

Ｗｔ

第７

サイ

クル

S60. 2.11

～S60.

4. 3

41,14

5.8

106,45

144.4

1,01

5.4

　特殊

運転

（FF

DL炉

内試

験）

S60. 4.17

～S60.

4.19

166.8

4,93

52.1

34.0

・100MW

t FF

DL炉

内試

験実

施

・第

５回

定期

検査

：S60.

4/28

～S6

0.12/10

　特殊

運転

（自

然循

環試

験）

S60. 4.26

～S60.

4.27

135.8

803

0.3

0.0

・30MWt

自然

循環

試験

実施

　１０

０Ｍ

Ｗｔ

第８

サイ

クル

S60.12. 2

～S61.

1.21

41,17

1.3

110,22

045.9

1,01

5.5

　１０

０Ｍ

Ｗｔ

第９

サイ

クル

S61. 2.12

～S61.

4. 1

41,10

6.9

103,20

143.0

878.3

・S61.

3/31

10

0MWt

自然

循環

試験

実施

　１０

０Ｍ

Ｗｔ

第10

サイ

クル

S61. 4.25

～S61.

6.12

21,13

4.6

107,62

744.8

1,01

9.4

　１０

０Ｍ

Ｗｔ

第11

サイ

クル

S61. 7. 4

～S61.

8.21

21,13

6.6

107,63

044.8

1,01

5.7

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第12

サイ

クル

S61. 9.13

～S61.1

0.30

21,10

7.1

103,47

243.1

965.5

・S61.1

0/29

10

0MWt

自然

循環

試験

実施

第12

' サ

イク

ル S61.11.13

～S61.1

2. 6

615

9.0

3,57

01.5

0.0

・第

６回

定期

検査

：S61.1

2/10

～S6

2. 9/ 7

　(1)

B4M照射

試験

　(2)

ﾌｨｰﾄ

ﾞﾊﾞｯ

ｸ反応

度特

性試

験(Ⅰ)

　(3)

ﾌｨｰﾄ

ﾞﾊﾞｯ

ｸ反応

度特

性試

験(Ⅱ)

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第13

サイ

クル

S62. 8.31

～S62.1

1. 1

51,41

6.1

134,14

255.9

1,26

6.6

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第14

サイ

クル

S62.11.28

～S63.

1.30

31,50

3.5

144,32

260.1

1,40

2.4

・S62.1

2/ 4

9:4

5 累

積運

転時

間３

万時

間到

達

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第15

サイ

クル

S63. 2.29

～S63.

5.12

21,74

8.4

168,46

570.2

1,62

2.8

第１

5'サ

イク

ル S63. 6.14

～S63.

6.24

456.8

45

0.0

0.0

・S63.

6/14

制

御棒

校正

　　FF

D感度

校正

試験

(Ⅰ

)(S

63.

6.14

～S6

3. 6

.16)

(25.39)

(16.00)

・S63.

6/15

～16

感

度校

正用

集合

体(F2C) →

炉心

位置

(000)

　　FF

D感度

校正

試験

(Ⅱ

)(S

63.

6.19

～S6

3. 6

.20)

(15.36)

(14.00)

・S63.

6/19

～20

感

度校

正用

集合

体(F2C) →

炉心

位置

(4A4)

　　FF

D感度

校正

試験

(Ⅲ

)(S

63.

6.23

～S6

3. 6

.24)

(16.08)

(15.00)

・S63.

6/23

～24

感

度校

正用

集合

体(F2C) →

炉心

位置

(4D4)

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第16

サイ

クル

S63. 8. 2

～S63.

9. 6

483

4.5

76,32

931.8

714.7

・第

７回

定期

検査

：S63.

9/ 7

～H元

. 1/

23

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第17

サイ

クル

H元

. 1.18

～H元.

4. 1

41,74

1.0

167,20

869.7

1,62

8.9

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第18

サイ

クル

H元

. 5. 8

～H元.

7.19

31,71

7.0

166,76

069.5

1,62

7.2

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第19

サイ

クル

H元

. 8.15

～H元.1

0.26

21,71

7.1

167,43

369.8

1,63

5.7

運　

転　

期　

間備

考

積算

熱出

力

表2.

1.1.

1（2）

運転実績（

MK

-Ⅱ炉心）（

1/2）

JNC TN9440 2005-001

2.1.1－6

　

　

項　目

起動・

停止

回数

運転

時間

定格出

力時

運転時

間

運転

サイ

クル

（回

）　（

ｈ）

（Ｍ

Ｗｔ

ｈ）

実効

定格

出力

運転

日数

（Ｅ

ＦＰ

Ｄ）

　（

ｈ）

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第20サ

イク

ル H

元.1

1.22

～H 2.

1. 4

21,01

8.8

98,3

2441

.094

0.7

・H元

.12/26 1

5:00

累

積運

転時

間４

万時間

到達

第20' サ

イク

ル H

2.

1.17

～H 2.

1.22

210

8.9

9,013

3.8

71.0

・燃料

貯蔵

ポッ

ト位

置での

反応

率測

定試

験

・第８

回定

期検

査：

H2. 1/

23～

H2. 9/1

1

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第21サ

イク

ル H

2.

9. 6

～H 2.1

1.18

31,72

2.5

167,8

0169

.91,63

8.1

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第22サ

イク

ル H

2.1

2.22

～H 3.

3. 4

21,71

3.8

167,4

6469

.81,63

8.5

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第23サ

イク

ル H

3.

4. 6

～H 3.

6. 1

21,33

1.8

129,0

3653

.81,24

6.5

第23' サ

イク

ル H

3.

6.16

～H 3.

6.17

123.6

578

0.2

0.0

・高線

出力

試験

第23”

サイク

ル H

3.

6.29

～H 3.

7. 5

694.6

130.0

0.0

・制御

棒価

値詳

細測

定試

験

第23"'サ

イク

ル H

3.

9. 2

～H 3.

9. 1

120

2.5

17,7

077.4

170.2

・INTA

-2試

験

・第９

回定

期検

査：

H3. 9/

11～

H4. 3/2

7

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第24サ

イク

ル H

4.

3.14

～H 4.

5. 5

91,17

3.2

100,9

3442

.189

4.7

・ダミ

－プ

ラグ

遮蔽性

能検

査

第24’

サイク

ル H

4.

6.16

～H 4.

6.17

123.0

441

0.2

0.0

・高線

出力

試験

（そ

の２

）

・99MW

t手動ス

クラ

ム (計

画停

止)

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第25サ

イク

ル H

4.

8.14

～H 4.1

0.22

21,64

8.9

158,0

6265

.91,49

6.6

第25’

サイク

ル H

4.1

1.25

～H 4.1

1.29

110

2.7

7,988

3.3

58.7

・ＦＦ

ＤＬ

炉内

試験

（Ⅱ

）

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第26サ

イク

ル H

4.1

2.21

～H 5.

2. 2

21,02

9.3

96,2

0840

.192

1.0

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第27サ

イク

ル H

5.

2.20

～H 5.

3.26

378

5.5

72,9

2030

.461

8.8

・H5.

3/19 9:

00

累積

運転

時間

５万時

間到

達

・第10

回定

期検

査：

H5. 3/27～

H6.

5/11

（合

格証

交付

）、H6

. 3/

25（

最終

検査

）

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第28サ

イク

ル H

6.

3.14

～H 6.

3.26

621

7.8

14,8

056.2

122.7

第７

次取

替制

御棒

使用前

検査

運転

H 6.

5.19

～H 6.

5.20

114.5

00.0

・H6.

5/19 自

主検

査（

臨界点

確認

、制

御棒

校正

試験)

・H6.

5/20 使

用前

検査

（科技

庁立

会検

査）

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第29サ

イク

ル H

6.

8.23

～H 6.

9.20

265

1.3

58,7

5424

.555

1.1

各種

試験

その

１ H

6.1

0. 5

～H 6.1

0. 6

218.2

00.0

各種

試験

その

２ H

6.1

1.15

～H 6.1

2. 1

621.0

00.0

・H7.2

/1～

H7.2/28

各

種試

験そ

の３

（炉心

内流

量分

布測

定試

験)

各種

試験

その

４ H

7.

3.15

～H 7.

3.30

522.0

00.0

各種

試験

その

５ H

7.

4.25

～H 7.

5.10

313

1.5

3,795

1.6

1.8

・第11

回定

期検

査：

H7. 5/

10～

H9. 2/2

4

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第30サ

イク

ル H

9.

3. 3

～H 9.

5.20

131,57

0.3

147,0

5861

.31,40

9.7

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第31サ

イク

ル H

9.

7.14

～H 9.

9.12

31,40

6.6

135,1

3756

.31,30

4.5

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第32サ

イク

ル H

9.1

2. 9

～H10.

2.25

61,73

7.2

167,8

0469

.91,64

4.9

・第12

回定

期検

査：

H10. 2

/24～H1

1. 6

/28

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第33サ

イク

ル H

11.

6.16

～H11.

9. 1

61,74

0.0

167,4

8169

.81,63

0.4

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第34サ

イク

ル H

11.1

1.22

～H12.

2.16

71,76

6.5

167,0

9069

.61,59

5.2

１０

０Ｍ

Ｗｔ

第35サ

イク

ル H

12.

3.23

～H12.

6. 1

71,27

2.5

116,8

5848

.71,12

3.3

・H12. 5/1 15

:56

累積運

転時

間６

万時

間到

達

・第13

回定

期検

査：H1

2 .6

/ 1～

ＭＫ

－Ⅱ

(照

射炉

心）

累計

273

47,75

7.0

4,388,

004

1,828

.340,84

8.1

備

考運　

転　

期　

間積算

熱出力

表2.

1.1.

1（2）

運転実績（

MK

-Ⅱ炉心）（

2/2）

JNC TN9440 2005-001

2.1.1－7

表 2.1.1.2 計画外停止実績

MK-Ⅰ炉心

発生年月日 時 刻 運転サイクル 熱出力 （MWt） 保護作動項目 原 因

S53.7.23 14:56 50MWt 0 サイクル 10 スクラム 外部電源喪失 S54.2.17 14:23 50MWt 2 サイクル 49 スクラム 外部電源喪失 S54.7.25 14:30 75MWt 0 サイクル 10 スクラム 外部電源喪失

S54.8.2 15:50 75MWt 0 サイクル 65 スクラム 瞬時電圧降下（瞬

停）により 1 次冷却材流量低（A）

S54.8.18 14:02 75MWt 0 サイクル 70 スクラム 外部電源喪失

S55.6.24 14:29 75MWt 2 サイクル 50 制御棒（CR） 一斉挿入

瞬時電圧降下（瞬

停）によるｵｰﾊﾞﾌﾛｰ

汲上 Na 流量低

S56.7.26 12:01 75MWt 5 サイクル 75 CR 一斉挿入 ｵｰﾊﾞﾌﾛｰ電磁ﾎﾟﾝﾌﾟﾄﾘｯﾌﾟ

S56.11.16 6:37 75MWt 6 サイクル 75 手動停止 2 次主ﾎﾟﾝﾌﾟﾓｰﾀﾌﾞﾗｼ摩擦による停止

MK-Ⅱ炉心

発生年月日 時 刻 サイクル 熱出力 （MWt） 保護作動項目 原 因

S58.2.18 20:30 100MWt 0 サイクル 50 スクラム 外部電源喪失

S58.3.8 11:27 100MWt 0 サイクル 86 CR 一斉挿入 2 次主ﾎﾟﾝﾌﾟﾄﾘｯﾌﾟ（A）

S59.7.5 13:39 100MWt 4 サイクル 100 スクラム 外部電源喪失 S61.3.23 17:24 100MWt 9 サイクル 100 スクラム 外部電源喪失

S62.9.7 18:15 100MWt 13 サイクル 100 スクラム 炉容器液面計のﾉｲｽﾞによるｽｸﾗﾑ

H5.3.7 21:15 100MWt 27 サイクル 100 スクラム 外部電源喪失 H6.9.1 15:44 100MWt 29 サイクル 100 スクラム 外部電源喪失

H6.9.20 10:07 100MWt 29 サイクル 100 CR 一斉挿入 主送風機ﾄﾘｯﾌﾟ H9.8.26 4:24 100MWt 31 サイクル 100 スクラム 外部電源喪失

H12.4.3 10:02 100MWt 35 サイクル 100 手動停止 制御棒駆動機構の電気部品不具合

計画外停止原因

その他, 1瞬停に伴う, 2

機器故障, 5

外部電源喪失,10回

外部電源喪失

機器故障

瞬停に伴う

その他

JNC TN9440 2005-001

2.1.1－8

表 2.1.1.3 運転期間の短縮理由（50 EFPD 以下の運転サイクル）

運転サイクル （MK－Ⅱ）

実効定格出力運転日数

（EFPD） 理 由

16 31.8 施設定期検査開始までの短期間の運転として計画された。

20 41.0 20 サイクルの後、20’サイクルとして定格出力での燃料貯蔵位置の反応度測定を実施した

ため、20 サイクル運転を短縮して計画した。24 42.1 燃料の供給、照射目的を考慮して、定格出力運

転日数を短縮して計画した。 26 40.1 同 上

27 30.4 同 上

28 6.2 施設定期検査のための運転として、定格出力運転 6 日間で計画された。

29 24.5 定格出力 32 日間の計画であったこと及び外部電源喪失と主送風機トリップによる 2 回の計画外停止があっため、運転期間を短縮した。

35 48.7 MK-Ⅱ炉心の最終の運転で、当初から定格出力運転 50 日間として計画された。途中、制御棒駆動機構の故障による計画外停止をしたため、

2 週間遅延したが、運転計画を変更し、定格出力運転 50 日間運転とした。

JNC TN9440 2005-001

2.1.1－9

ＭＫ－Ⅰ　（増　殖　炉　心）

(0)

75MWt(0) (1) (2) (3) (6)

50MWt(0) (1) (2)

　　ＭＫ－Ⅱ　　（照　射　炉　心）　　

(1) (2) (3) (7) (9) (10) (16) (17)

　　ＭＫ－Ⅱ　　（照　射　炉　心）　　

(18) (22)

　　ＭＫ－Ⅱ　　（照　射　炉　心）　　

平成４年度 平成５年度 平成６年度

平成７年度 平成８年度 平成９年度 平成１０年度 平成１１年度 平成１２年度

昭和５５年度 昭和５６年度 昭和５７年度

昭和５８年度 昭和５９年度 昭和６０年度 昭和６１年度 昭和６２年度 昭和６３年度

(ＭＫ－Ⅱ移行)

昭和５３年度 昭和５４年度

平成元年度 平成２年度 平成３年度

昭和５２年度

平成１３年度

(ＭＫ－Ⅲ移行)

平成１４年度 平成１５年度

(ＭＫ－Ⅲ移行)

平成１６年度 平成１７年度 平成１８年度

原子炉出力

原子炉出力

原子炉出力

原子炉出力

原子炉出力

0～100kWt

臨界▽

特殊試験

特殊試験

(4)

特殊試験 (5)

特殊試験

特殊試験

自主点検 　第1回　定期検査 第2回定期検査 　　　第3回　定期検査

MK｜Ⅱ炉心性能試験

100MWt

照射ベッ

ド特性試験

(4) (5) (6)炉内試験

自然循環試験

(8) (11) (12)(12') (13) (14) (15)

(15')

FFDL

第4回定期検査

第5回定期検査 第6回定期検査 第7回定期検査

(19) (20) (20')

第8回 定期検査

(21) (23) (23')

(23")

(23"')

第9回 定期検査

(24) (24')(25)(25')(26)(27)

第10回 定期検査

(28)第７次取替制御棒

使用前検査

(29)

(1) (2) (3)

各種試験

各種試験(5)

第11回 定期検査

(30) (31) (32)

第12回 定期検査

(33) (34) (35)

第13回 定期検査

第13回 定期検査

100MWt

100MWt

100MWt

図 2.1.1.1 「常陽」の運転履歴（運転開始～平成 14 年度）

JNC TN9440 2005-001

2.1.2－1

2.1.2 運転体制

（1）調査方法

運転要領、運転管理基準書、組織機能図、体制表等により、運転体制につ

いて調査する。

（2）調査結果

① 運転に係る組織

「常陽」の原子炉運転体制は、原子炉施設に係る保安上の業務を総括す

る所長の下に、原子炉主任技術者、原子炉等安全審査委員会を配置し、運

転計画、運転状況等の確認を行うとともに、実際の運転管理を「常陽」に

係る保安上の業務を統括する実験炉部長の下で原子炉第一課を中心として

実施している。原子炉第一課の体制は、運転直チーム、その支援等を行う

運転管理チーム、教育訓練チーム、燃料取扱設備の運転保守を一元的に実

施する燃料取扱チームで構成しており、運転直チームは、責任者である当

直長、副当直長、運転員で構成している。各チームの主な業務を表 2.1.2.1

に、運転に係る組織を、図 2.1.2.1 に示す。

② 運転直員の構成

1) 運転要員の配置

原子炉運転中の要員配置は、一直７名（当直長、副当直長、運転員 5

名）としており、中央制御室には当直長又は副当直長のほか、運転に習

熟した者を最低 1 名常に配置している。原子炉停止中は、一直 5 名程度

（当直長、副当直長、運転員 3 名～5 名）としており、中央制御室には、

運転に習熟した者を常に 1 名配置している。この他、原子炉運転中、停

止中ともにボイラー制御室に 1 名以上のボイラー運転担当者を配置して

JNC TN9440 2005-001

2.1.2－2

いる。

原子炉施設保安規定では、通常運転はもとより、想定されるプラント

異常に対して適切に対応するための必要な要員を考慮して、原子炉運転

中は一直 6 名以上、原子炉停止中は、一直 4 名以上と規定している。

2) 運転員の知識・技能

当直長は、「常陽」の副当直長として 1 年以上の経験又はこれと同等

以上の経験を有し、必要な知識、技能を有すると認められた者であり、

理事長が任命（辞令発令）している。副当直長は「常陽」の運転員とし

て 1 年以上の経験又はこれと同等以上の経験を有し、必要な知識、技能

を有すると認められる者であり、理事長が任命（辞令発令）している。

運転員については、課内の運転員認定制度に基づき、初級運転員、中

級運転員、上級運転員に区分し、それぞれの経験年数、定められた教育

訓練の履修、資格の取得要件を満足し、かつ「常陽」の運転に関する筆

記試験に合格した者を認定している。この認定制度は、平成 13 年 10 月

から運用しているものである。この他、外部研修の計画的な受講、資格

取得等の自己啓発により基礎知識・技術の強化を図っている。なお、教

育訓練の詳細は、2.1.4 項に示す。

以上のように計画的に運転要員の育成を実施しており、各運転員が要

求される知識、技能を確実に習得していることを運転員認定制度等で確

認している。また、各運転直チームのバランスある要員配置により運転

チームとして必要な能力を確保している。運転員の役割と知識・技能の

程度を表 2.1.2.2 に示す。

③ 運転員の勤務体制の現状

「常陽」の運転直は、5 班体制（4 班 3 交代＋1 日勤）で、1 直、1/2 直、

JNC TN9440 2005-001

2.1.2－3

2 直、3 直、3 直、直明、休日、休日の 8 日サイクルの勤務を行い、7 サイ

クル勤務毎に 2 週間の日勤勤務に移行する。以下に直勤務時間を示す。

直勤務時間

直 勤務時間 1 直 8:35～15:50

1/2 直 8:35～21:50 2 直 15:35～21:50 3 直 21:35～ 8:50

現状の運転直体制は、電力会社の原子力プラントの運転直体制（6 班体制）

と比べれば日勤期間が短いが、「常陽」の場合、オンサイトシミュレータを

有し、3 直勤務中の訓練が実施可能であること、1 直勤務後あるいは 2 直勤

務前のシミュレータ訓練を実施していること及び発電設備がなく運転操作

が比較的容易であること等から現状の勤務体制で、運転員の教育訓練時間

を十分確保できている。

④ 運転体制の改善状況

「常陽」の運転体制は、MK-Ⅰ炉心の総合機能試験及び性能試験等に対

応するため、初期の運転班は 4 班体制で 1 班約 10 名であった。その後、

MK-Ⅰ炉心の性能試験が終了したこと及び運転の習熟に伴い 1 班約 8 名（ボ

イラー運転員を含め約 10 名）程度とした。

更にその後、発電炉等の運転直が 5 班体制に移行されたこと及び機構に

おける勤務時間が減少したこと、並びに運転員の教育訓練時間を確保する

ため、平成 2 年度に 1 班 6 名による 5 班体制に移行し、安全総点検を経て、

平成 10 年 10 月からは 1 班 7 名体制とした。この移行に際しては、想定さ

れる異常の対応、人事異動による要員の交代（出向体制も考慮）も含め、7

JNC TN9440 2005-001

2.1.2－4

名体制が妥当であることを確認している。

また、教育訓練の企画・実施、運転訓練シミュレータの製作及び維持管

理を行う教育訓練チームを昭和 62 年に設置している。

（3）評価

「常陽」における運転直体制は、運転員の教育の充実、運転技術の蓄積等

に基づき改善・変更してきており、プラントの安全安定運転を確保する上で

適正な体制を維持していることを確認した。

（4）今後の取組

運転組織体制、要員の配置については、今後とも適切な体制の維持に努め

て行く。また、教育訓練の高度化や運転経験の反映等により運転員育成計画

の充実に努める。

JNC TN9440 2005-001

2.1.2－5

表 2.1.2.1 運転体制と主な業務

チーム名 主な業務

運転直チーム プラント運転（24 時間体制の交代勤務）及び運転に係る技術開発

運転管理チーム 工程管理、各種プラント管理手順に基づく作業管理、運転に必要な資

機材の調達、特定施設管理、予算管理及び運転に係る技術開発

燃料取扱チーム 燃料取扱設備に関する運転・保守及び技術開発

教育訓練チーム 運転員に対する教育訓練、シミュレータの管理、運転技術資料の管理

及び運転支援技術開発

JNC TN9440 2005-001

2.1.2－6

表 2.1.2.2 運転員の役割と知識・技能の程度 構成員 役割分担 知識・技能の程度

当直長 (a) プラント状態、工程等の把握及び運転業務の管理

(b) 運転業務体制の維持 (c) 運転業務の記録と直の引継 (d) 異常時、事故時の対応（対応操作の指揮、

通報連絡） (e) 教育訓練 (f) 鍵の管理 当直長の任務は、必要に応じて副当直長へ権限

委譲することができる。

① 副当直長としての１年

以上の経験及び幅広い高

度専門知識を有し、プラン

ト全設備の運転操作に精

通している。 ② 想定事故を含めた異常

時対応の指揮ができる。

副当直長 (a) 当直長の補佐 (b) 当直長の代行 (c) 操作の指示 (d) 教育訓練

① 運転員としての１年以

上の経験及び幅広い高度

専門知識を有し、プラント

全設備の運転操作に精通

している。 ② 想定事故を含めた異常

時操作及び操作の指示が

できる。 上級運転員 (a) 通常時、異常時、事故時の操作等における

操作の指示 (b) 通常時、異常時及び事故時における中央制

御室制御盤の監視、操作及び記録を行う。 (c) 通常時、異常時及び事故時における中央制

御室以外での現場制御盤及び設備、機器等の

操作、監視、中央制御室への報告並びに記録

を行う。 (d) 定時の巡視点検及び巡視点検記録を行う。 (e) 運転操作日誌（プラント操作内容を記録す

る）の記録と直の引継

① 高度専門知識、技能を有

し、プラント全設備の運転

操作に精通している。 ② 想定事故を含めた異常

時操作及び操作の指示が

できる。

中級 (a) 通常時、異常時及び事故時における中央制御室制御盤の監視、操作及び記録を行う。

(b) 通常時、異常時及び事故時における中央制御室以外での現場制御盤及び設備、機器等の

操作、監視、中央制御室への報告並びに記録

を行う。 (c)定時の巡視点検及び巡視点検記録を行う。

① 通常時の運転操作はも

とより、1 人で異常時対応措置ができる。

初級運転員 (a) 通常時、異常時及び事故時における中央制御室以外での現場制御盤及び設備、機器等の

操作、監視、中央制御室への報告並びに記録

を行う。 (b) 定時の巡視点検及び巡視点検記録を行う。

① 1 人で通常操作ができる。また、上位者の指示に

従い、異常時の対応操作も

できる。

JNC TN9440 2005-001

2.1.2－7

図 2.1.2.1 「常陽」運転管理体制

運転管理チーム （日勤） チームリーダ、チーム員

当直 （4 班）

当直長、副当直長、 上級、中級又は初級運転員等 訓練運転員

4 班 3 交代＋1 日勤

原子炉第一課長

照射センター長

実験炉部長

所 長

原子炉主任技術者

原子炉等安全審査委員会

[主な改善] ・平成 2 年に運転直体制を 4 班 3 交代

から 5 班 3 交代に変更

日勤班 当直長、副当直長、 上級、中級又は初級運転員等 訓練運転員

JNC TN9440 2005-001

2.1.3－1

2.1.3 運転員の業務と運転手順書

（1）調査方法

運転管理基準書、各手順書の改定記録、成果報告書、機器台帳、「常陽」

改造報告書等により、運転員の業務と運転手順書について調査する。

（2）調査結果

① 運転員の業務

運転員の業務は、通常時の運転と事故・故障時対応に大別される。

1）通常運転

（a）監視業務

運転直員は、中央制御室の各制御盤の指示計、記録計、状態表示灯、

警報表示灯等を常に注意深く監視し、プラントの状態を的確に把握して

いる。また、警報表示灯が点灯した場合は、速やかにその原因を究明し、

適切な措置を講ずるとともに、プラントの運転上又は安全上支障がある

場合は、原子炉第一課長及び関係する課室長に報告することとしている。

運転パラメータの代表例を表 2.1.3.1 に示す。

（b）巡視点検

巡視点検は、運転員が各系統設備・機器の運転状態を的確に把握・確

認することにより、プラント機器等の異常を早期に発見し、プラント事

故への拡大を未然に防止するために実施し、原則として 1 日 4 回（10:30、

16:00、22:00、7:00）実施している。巡視点検場所は、原子炉格納容器

（床上雰囲気）、原子炉付属建物（管理区域）、原子炉付属建物（保全区

域）、主冷却機建物である。また、第 1 使用済燃料貯蔵建物、第 2 使用

済燃料貯蔵建物、廃棄物処理建物、旧廃棄物処理建物及び「常陽」変電

所については、1 日 1 回ボイラー運転担当者が巡視点検を実施している。

JNC TN9440 2005-001

2.1.3－2

巡視点検に際しては、前直からの引継ぎ事項や機器の運転状態の確認

及び異音、異臭、振動、漏洩などの異常の有無を確認する。巡視点検の

実施方法は、「運転記録・巡視点検マニュアル」、「「常陽」付帯設備の

運転記録・巡視点検マニュアル」に定めている。

この他、震度 3 以上の地震発生時及び前直からの引継ぎなどで巡視点

検が必要と考えられる場合には、適宜実施している。

（c）運転操作業務

運転操作は、当直長の指揮のもとに、副当直長の指示に従い、操作前

後の確認・報告、指差呼称等、運転操作の基本を遵守して実施している。

原子炉の運転は、起動前点検を定められたスケジュールに従って実施

し、原子炉施設に異常のないことを確認した後、実験炉部長の起動命令

を受け、原子炉第一課長の指示で行う。運転操作は、原子炉運転マニュ

アルに従い、温度上昇率、原子炉出力等の運転に係る制限値を遵守する

とともに、ナトリウム純度等の運転条件の確認を確実に行っている。

特性試験等の試験に際しては、試験担当者から運転直への事前説明を

実施し、試験内容を十分に把握して運転操作に当たっている。また、試

験時における試験班と運転班の役割分担を明確に定めて実施している。

原子炉停止中における、ナトリウム充填・ドレン、格納容器雰囲気の

置換、格納容器全体漏洩率測定試験等のプラント操作に際しては、事前

のマニュアル検討を実施し、策定された所定のマニュアルに基づき実施

している。また、系統機器の点検に伴う隔離・復旧操作についても、系

統への影響等を充分確認し、タグ管理等所定の手続きに基づき実施して

いる。作業管理に関しては、「運転管理基準書」に定めている。

（d）定期試験

現在実施している定期試験は、非常用ディーゼル発電設備の試運転、

JNC TN9440 2005-001

2.1.3－3

格納容器内バックアップ圧縮空気コンプレッサーの試運転、予備機を有

する機器の定期切換である。「常陽」の場合、1 サイクルの運転期間が 2

ヶ月程度あり、そのつど詳細な起動前点検を実施するため、起動前点検

において定期試験を兼ねた形態で確認を実施している。

2）事故・故障時対応

運転中の設備、機器の故障発生時及び原子炉緊急停止装置の作動時等の

異常時における運転操作は、異常時運転マニュアル（EPO）に、原子炉事

故、放射線事故、火災事故、人身事故等の事故時における運転操作は、事

故想定措置マニュアル（EPC）に従い速やかに実施し、人命の安全確保、

事故原因の排除及び事故の拡大防止を図っている。また、事故・故障時の

運転操作は、当直長の判断により実施する。その後、実験炉部現場対応班

が設置された場合は、現場対応班の助言等を受けて対応する。なお、異常

時、事故時の通報連絡は、原則として当直長が実施する。

② 運転手順書

プラントの安全を確保し、運転員の業務を具体的に実施するための運転

手順書を整備している。

この運転手順書は、図 2.1.3.1 に示す｢常陽｣運転技術資料体系に含まれ、

運転操作要領及び異常時措置要領に大別される。運転手順書の種類と主要

な記載事項を表 2.1.3.2 に示す。

運転操作要領は、運転操作マニュアルプラント編（OMP）及び運転操作

マニュアル系統編（OMS）に区分されており、それぞれプラントの運転形

態に対応した操作手順及び系統ごとの操作手順が記載されている。

また、異常時措置要領は、異常時運転マニュアル（EPO）及び事故想定措

置マニュアル（EPC）に区分されており、プラントの異常項目ごとの操作手

JNC TN9440 2005-001

2.1.3－4

順及び原子炉、放射線事故、火災、人身事故等についての対応手順が記載さ

れている。

これらの運転手順書は、運転管理基準書に従い、改訂が継続的に行われ

ており、常に最新の情報に管理されている。

③ 運転手順書の改善状況

手順書は、図 2.1.3.2 に示すように他プラント及び「常陽」での事故・故

障等の反映、「常陽」の運転実績、機器の改造等に応じて改善され、事故・

故障等の防止を図っている。これまでの改善実績は、表 2.1.3.3 に示すとお

りであり、主要なものを表 2.1.3.4 に示す。

なお、表 2.1.3.3 は、平成 14 年度末までの改訂回数となっている。

④ 運転経験に基づく設備の改善

「常陽」は、開発段階の原子炉であるため、主要な系統設備については

設備ごとに運転履歴を記載した機器台帳を作成している。また、電源設備

の点検、格納容器全体漏洩率測定試験等については、必要に応じて実施の

都度、運転経験報告書を作成し、必要な改善事項を明らかにしている。こ

の他、運転経験メモの作成等、改善提案への積極的取り組みを実施してい

る。図 2.1.3.3 に運転経験等に基づく設備改善の流れを、表 2.1.3.5 に運転経

験に基づく設備の改善例を示す。

（3）評価

「常陽」の運転員の業務は、プラント安全運転に係る業務及び研究開発段

階の炉として、運転経験の蓄積、運転技術開発を実施することである。前述

した運転業務及び運転経験の蓄積と、それに基づく設備改造、運転手順書の

JNC TN9440 2005-001

2.1.3－5

改訂等の改善を実施することにより、これまでの安全安定運転を達成してお

り、運転員の運転技術の維持や運転手順の整備等が妥当であることを確認し

た。

（4）今後の取組

運転員の技術能力を維持向上するため、今後とも教育訓練及び運転手順書

等に運転経験等を確実に反映してより一層の充実に努める。

JNC TN9440 2005-001

2.1.3－6

表 2.1.3.1 運転パラメータの代表例

系統名 主要なパラメータ 監視装置 原子炉制御系 原子炉熱出力 記録計 中性子束（起動系・中間系・出力系） 指示計・記録計 制御棒位置 指示計 燃料集合体出口温度 記録計 1 次冷却系 原子炉出入口 Na 温度 記録計 1 次系主循環 Na 流量 記録計 1 次主循環ポンプ出口圧力 指示計 サイフォンブレーク Na 流量 指示計 補助ＩＨＸ出入口 Na 温度 記録計 1 次補助冷却系 Na 流量 記録計 1 次補助 EMP 出口 Na 圧力 指示計 炉容器 Na 液位 記録計 炉容器カバーガス圧力 記録計 オーバフロータンク Na 温度 記録計 オーバフロー系汲上 Na 流量 記録計 1 次純化系 Na 流量 記録計 1 次純化系コールドトラップ内 Na 温度 記録計 プラギング温度 記録計 呼吸ガス圧力調整ヘッダ圧力 指示計・記録計 2 次冷却系 主冷却器出入口 Na 温度 記録計 2 次主循環 Na 流量 記録計 2 次純化系主／分岐 Na 流量 記録計 コールドトラップ内 Na 温度 記録計 2 次補助冷却器出入口 Na 温度 記録計 2 次補助循環 Na 流量 指示計

アニュラス部圧力 指示計 格納容器雰囲気 調整系 空気雰囲気圧力 記録計 空気雰囲気温度 記録計 窒素雰囲気圧力 記録計 窒素雰囲気温度 記録計 窒素雰囲気酸素濃度／湿度 記録計

Ar 廃ガス流量 記録計 気体廃棄物処理系

N2 廃ガス流量 記録計 放射線監視系 γ線エリアモニタ 指示計・記録計 中性子線エリアモニタ 指示計・記録計 スタックモニタ（ダスト・ガス） 指示計・記録計 廃ガスモニタ 指示計・記録計 水モニタ 指示計・記録計

JNC TN9440 2005-001

2.1.3－7

表 2.1.3.2 運転手順書の種類と主要な記載事項

目 的 別 分 類 手 順 書 名 称 主要な記載事項

通常運転操作及び監視 運転操作マニュアル系統編 原子炉計測制御系、一次及び二次冷却系、格納施設、燃料取扱

設備等の各系統ごとの運転操

作手順及び取扱等

運転操作マニュアルプラント編 原子炉「起動」から「停止」及び燃料取扱、定期点検、格納容

器全体漏洩率試験等における

運転操作手順等

異常時の対応 異 常 時 運 転 マ ニ ュ ア ル 原子炉スクラム等プラントの異常及び燃料取扱設備の異常

発生時の対応操作手順

事故時の対応 事 故 想 定 マ ニ ュ ア ル 原子炉事故及び放射線事故、 ナトリウム漏洩を含む火災、

人身事故等の対応手順及び操

作手順等

JNC TN9440 2005-001

2.1.3－8

表 2.1.3.3 運転手順書の改訂実績

手 順 書 名 改 訂 回 数

運転操作マニュアル プラント編

OMP-01 プラント全般編 0 回

OMP-02 原子炉運転編 7 回

OMP-03 燃料交換作業全般編 1 回

OMP-04-01 1 次予熱ヒータ予熱パターン変更(1) 4 回

OMP-04-02 格納容器床下及び遮コン系内空気置換 2 回

OMP-04-03 格納容器床下雰囲気空気置換 2 回

OMP-04-05 予熱窒素ガスブロア起動 4 回

OMP-04-06 1 次冷却系 Na ドレン(全ドレン) 3 回

OMP-04-07 原子炉容器 Na 部分ドレン 2 回

OMP-04-08 1 次補助冷却系 Na ドレン 2 回

OMP-04-09 ２次冷却系 Na ドレン(主系統、純化系) 3 回

OMP-04-10 ２次冷却系 Na ドレン(全ドレン) 3 回

OMP-04-11 ２次補助冷却系 Na ドレン 3 回

OMP-04-12 ２次純化系 Na ドレン(EMP 配管 Na フリーズ) 3 回

OMP-04-13 ２次純化系コールドトラップ内 Na ドレン 2 回

OMP-04-14 ２次予熱ヒータ停止(主系統ドレン) 0 回

OMP-04-15 ２次予熱ヒータ停止(主系統,補助系ドレン) 0 回

OMP-04-16 ２次予熱ヒータ停止(全ドレン) 0 回

OMP-04-17 タンク間 Na 移送 2 回

OMP-04-18 ２次補助冷却系 Na 充填(真空加圧充填) 2 回

OMP-04-20 ２次系予熱ヒータ投入 1 回

OMP-04-21 ２次純化系 EMP 廻り配管内 Na メルト 1 回

OMP-04-22 ２次主冷却系 Na 充填 2 回

OMP-04-23 ２次補助冷却系 Na 充填 2 回

OMP-04-24 １次冷却系 Na 充填 2 回

OMP-04-25 格納容器床下及び遮コン系内窒素置換 4 回

OMP-04-27 １次予熱ヒータ余熱パターン変更(2) 1 回

OMP-04-28 予熱窒素ガスブロア停止 3 回

JNC TN9440 2005-001

2.1.3－9

手 順 書 名 改 訂 回 数

OMP-04-29 予熱窒素ガス系主冷却系ループ通気停止 3 回

OMP-04-30 ２次冷却系停止操作 2 回

OMP-04-31 N-2 モード運転 2 回

OMP-04-32 N-3 モード運転 2 回

OMP-05-01 格納容器全体漏洩率試験 全般編 2 回

OMP-05-02 アローチャート 2 回

OMP-05-03 弁状態チェックシート 2 回

OMP-05-04 特殊運転操作マニュアル 2 回

OMP-05-05 設定値変更チェックシート 2 回

OMP-05-06 試験前主要機器、弁動作チェックシート 2 回

OMP-05-07 外圧保護対策チェックシート 2 回

OMP-05-08 床下及び遮コン系内 N2置換マニュアル 2 回

OMP-05-09 床上雰囲気置換マニュアル 2 回

OMP-05-10 機器状態チェックシート 2 回

OMP-05-12 PCV 昇降圧マニュアル 2 回

OMP-05-13 運転記録チェックシート 2 回

OMP-05-14 床下及び遮コン系内 Air 置換マニュアル 2 回

OMP-05-15 燃取系マニュアル 2 回

OMP-05-16 緊急降圧マニュアル 2 回

OMP-05-17 想定事故対策 2 回

運転操作マニュアル 系統編

OMS-10-01 原子炉制御系 6 回

OMS-10-02 中性子計装 3 回

OMS-10-03 安全保護系 3 回

OMS-10-04 プロセス計装 1 回

OMS-10-05 燃料破損検出設備(FFD) 6 回

OMS-10-06 破損燃料集合体検出装置(FFDL) 3 回

OMS-11 原子炉計測制御系警報項目一覧表 4 回

OMS-12 原子炉計測制御系電源 0 回

OMS-13 原子炉制御系弁状態一覧表 1 回

OMS-14 原子炉計測制御系運転参考資料 2 回

JNC TN9440 2005-001

2.1.3－10

手 順 書 名 改 訂 回 数

OMS-20-01 一次主冷却系統設備 7 回

OMS-20-02 二次主冷却系統設備 3 回

OMS-20-03 一次オーバフロー系統設備 6 回

OMS-20-04 一次ナトリウム純化系統設備 9 回

OMS-20-05 二次ナトリウム純化系統設備 6 回

OMS-20-06 補助冷却系統設備 8 回

OMS-20-07 一次アルゴンガス系統設備 4 回

OMS-20-08 二次アルゴンガス系統設備 5 回

OMS-20-09 Na･Ar ガスサンプリング設備（一次系） 7 回

OMS-20-10 カバーガス純度連続監視装置 11 回

OMS-21 一次･二次冷却系警報項目一覧表 10 回

OMS-22 一次･二次冷却系電源 2 回

OMS-23 一次･二次冷却系弁状態一覧表 4 回

OMS-24 一次･二次冷却系運転参考資料 7 回

OMS-30-01 電気設備 4 回

OMS-30-02 １次系予熱電気ヒーター設備 4 回

OMS-30-03 ２次系予熱電気ヒーター設備 2 回

OMS-31 電気設備警報項目一覧表 2 回

OMS-33 電気設備弁状態一覧表 2 回

OMS-34 電気設備運転参考資料 1 回

OMS-40-01 液体廃棄物処理設備 7 回

OMS-40-02 固体廃棄物処理設備 4 回

OMS-40-03 アルコール廃液処理設備 2 回

OMS-41 廃棄物処理設備警報項目一覧表 5 回

OMS-45 廃棄物処理建家施設運転操作 6 回

OMS-50-01 格納容器雰囲気調整系 4 回

OMS-50-02 フレオン冷媒系設備 4 回

OMS-50-03 遮蔽コンクリート冷却系統設備 4 回

OMS-50-04 格納容器貫通部冷却系統 2 回

OMS-50-05 格内圧縮空気供給設備 3 回

OMS-60-01(1) 燃料交換準備運転操作 4 回

JNC TN9440 2005-001

2.1.3－11

手 順 書 名 改 訂 回 数

OMS-60-01(2) 炉内燃料取扱運転操作 4 回

OMS-60-01(3) 燃料移送運転操作 5 回

OMS-60-01(4) 燃料交換後始末運転操作 4 回

OMS-60-02(1) 新燃料貯蔵設備運転操作 4 回

OMS-60-02(2) トランスファロータ設備運転操作 4 回

OMS-60-02(3) 燃料取扱用キャスクカー 5 回

OMS-60-02(4) 燃料取扱設備 燃料洗浄設備運転操作 5 回

OMS-60-02(5) 使用済燃料貯蔵設備運転操作 4 回

OMS-60-02(6) 水冷却浄化設備運転操作(原子炉附属建家編) 1 回

OMS-60-02(7) 水冷却浄化設備運転操作(第一使用済燃料貯蔵施設編) 1 回

OMS-60-02(8) 水冷却浄化設備運転操作(第二使用済燃料貯蔵施設編) 1 回

OMS-60-03(1) FMF キャスク取扱作業 1 回

OMS-60-03(2) 使用済燃料輸送容器取扱作業 2 回

OMS-60-03(3) 使用済燃料移送機運転操作（原子炉附属建家編） 2 回

OMS-60-03(4) 使用済燃料移送機運転操作(第一使用済燃料貯蔵施設編) 2 回

OMS-60-03(5) 使用済燃料移送機運転操作(第二使用済燃料貯蔵施設編) 3 回

OMS-60-04(1) 燃料つかみ部洗浄運転操作 2 回

OMS-60-04(2) 燃料取扱用キャスクカーグリッパ洗浄運転操作 1 回

OMS-60-04(3) 燃料交換機グリッパ乾燥運転操作 2 回

OMS-60-04(4) 燃料出入機ドリップパン取出運転操作 3 回

OMS-60-04(5) 燃料取扱用キャスクカードリップパン取出運転操作 2 回

OMS-60-04(6) 孔プラグ保守装置運転 0 回

OMS-60-04(7) 缶内水注水装置運転操作 0 回

OMS-60-04(8) キャスクカーモレキュラシーブ保守運転操作 2 回

OMS-60-04(9) メンテナンスプラグ取扱運転操作 2 回

OMS-60-04(10) トランスファロータ保守設備 ナトリウム回収作業 3 回

OMS-60-04(11) ホールドダウン軸内点検装置運転操作 1 回

OMS-60-04(12) 案内スリーブ