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| 2012年4月17日 | NRC | NRC、全交流電源喪失に関する規則策定について論議するミーティングを開催
NRCは、4月25日、全交流電源喪失(SBO)に関する規則の変更に関心をもつ一般公衆のグループ及びメンバーとミーティングを開催する。ミーティングは、NRC本部で開催され、一般公衆のメンバーは、電話会議、またはWebinar(ウェブ上で開催されるミーティング)によっても参加することが可能である。
ミーティングは、SBO規則を改訂するため最近通知された、規則策定の提案に係る事前通知(ANPR)におけるNRCスタッフの予備的な考えについて協議する。規則は、米国の商用原子力発電プラントに対し電力系統及び所内非常用発電機からの電力の喪失に安全に対処することを要求している。この規則策定に係るプロセスは、日本の福島第一原子力発電所事故からの教訓に基づく米国原子炉の安全性の強化に係る勧告に対応するものである。
ミーティングは、SBO規則改訂へのNRCスタッフの取組みについて一般公衆に衆知する意味があり、一般公衆からの質問も受け付ける。ANPRへのコメントは、また、NRCウェブサイトを通じてDocket ID NRC-2011-0299にて検索できることとなっている。一般公衆のコメントは、NRCへE-mailまたは郵送でも送付可能である。
一般公衆のコメントの締め切りは5月4日である。締め切り後の受取りは可能であるが、NRCは締め切りまでに受け取った一般公衆のコメントの検討のみを行う。この規則策定作業を促進させるためのNRC委員会の指示にとって、タイムリーなコメントが必要である。
（出典：NRC News No. 12-038, 4/17） |
| 2012年4月18日 | NRC | NRC、福島第一原子力発電所に関連する格納容器ベントに関する命令について論議するミーティングを開催
NRCは、5月2日、関心のある一般公衆グループ及びメンバーといくつかの米国の原子力プラントの原子炉格納容器建屋から圧力をベントする系統に関する命令を実行する方法について論議するためのミーティングを開催する予定である。ミーティングは、NRC本部で開催され、一般公衆メンバーは、電話会議、またはWebinarによっても参加することが可能である。
ミーティングは、Mark I及びMark II型格納容器設計を有する米国のBWRに適用する命令要求を満足するためのNRCスタッフの暫定ガイダンスについて協議する。その命令は、Mark I型プラントにそのベント系を強化し、信頼あるものにすること、Mark II型プラントについては強化した信頼性あるベント系を設置せねばならないことを要求している。会議は、ベント系への追加フィルタの概念についても協議する。
NRC上級職による専門部会は、信頼性のある、強化されたベント系によってMark I及びII型格納容器に重大事故後の過大な格納容器圧力をより効果的に、かつ安全に放出させることができると結論を下した後に、その命令を発行することを勧告した。専門部会は、日本の福島第一原子力発電所の事故からの教訓における勧告を基礎とした。NRC委員会は、その専門部会勧告を承認し、NRCは、3月12日にその命令を発行した。
（出典：NRC News No. 12-40, 4/18） |
| 2012年4月18日 | NRC | NRC、所内緊急時対応規則改訂のためのプロセス開始に際し一般コメントを募集
NRCは、米国の原子力プラントの所内緊急時対応要件の変更検討の開始に際し、一般コメントを募集している。NRCは、事故時対応手順と関連するトレーニングと訓練を強化し、統合することを意図している。この提案された規則策定は、日本の福島第一原子力発電所事故からの教訓に基づき、米国原子炉における安全性の強化に関わる勧告に対応するものである。
米国の原子力プラントは、徐々に、緊急時操作手順書(EOP)、シビアアクシデント・マネージメント・ガイドライン(SAMG)及び大規模損傷緩和ガイドライン(EDMG)、の3つの所内緊急時対応カテゴリーを導入してきた。4月18日に官報公示されたNRCの規則策定提案に関する事前通知は、これらの手順書の強化と統合におけるコメントを求めており、次の質問が含まれている；
・ NRCは新たな規則を策定すべきか、または、他の方法によって、より強力な、より統合された対応のための要件を実施すべきか？
・ 新たな規則が策定される場合、新たな要求に対する手引きを提供する最も効果的な方法は何か？
・ SAMGは、産業界全体を通じて標準化されるべきか？
・ EOPをSAMG及びEDMGと関連付ける最も効果的な戦略は何か？
・ 日本における教訓の結果として、SAMGの技術的ガイドラインに対してどのような追加の事故シナリオが考えられるか？
・ 大規模事故に対する指揮及び統制体制を明確に確立する別の手順を開発すべきか？
一般公衆のコメントの締め切りは6月18日である。
この規則策定プロセスは、2011年7月に報告書が発行された、NRCの日本の(事故に対する)短期タスクフォース(NTTF)からの勧告の一つである。NRCスタッフは、引き続き、早期に実施した作業において把握された追加のトピックスと併せ、そのタスクフォースの勧告の対応方法を審査する。
（出典：NRC News No. 12-039, 4/18） |
| 2012年2月1日 | NRC | NUREG-2119「膨らんで破裂した被覆管の機械的挙動」（2012年2月発行）
本報告書は、NRCの冷却材喪失事故（LOCA）総合研究プログラムの結果をまとめたもので、LOCA解析において燃料棒が膨らんで破裂した領域を取り扱うための技術的根拠として使用される。
この研究プログラムの調査結果は、LOCA解析において膨らんだ領域を取り扱う方法に関する勧告を作成するために使用された。
総合LOCAプログラムの結論は以下の通りである。
・ 膨らんだ被覆管の破壊抵抗決定のために4点曲げ試験で曲げモーメントと破壊エネルギーを測定
・ 水素含有量の非常に高い値が加工されたばかり（as-fabricated）のサンプルの膨らみ領域で酸化後に観察されたが、このことで、酸化が増加することで曲げモーメントと破壊エネルギーの値が減少するという観察された傾向を無効にする別の劣化メカニズムを導入することにはならなかったようである。
・ 照射燃料棒に対する曲げモーメントと破壊エネルギーの値は同じ酸化レベルの被覆管と比較して減少
・ 膨らんで破裂する領域で酸化を制限することは適切、制限は高燃焼度被覆管では17%より減らすべき
・ 減少した水素ベースの酸化制限に従って酸化が制限されている場合に、17%CP-ECR（Cathcart-Pawel酸化式による化学量論的酸化量）で加工されたばかりの被覆管に対して決定された値に相当する値が見いだされるかもしれない。
・ 膨らんで破裂する高燃焼度のサンプルに対する水素含有量に基づく酸化レベルを制限することは、膨らんだ領域において17%CP-ECRに酸化された加工されたばかりの被覆管に対する値に相当する強度と靭性を維持するように思われる。
・ このプログラムの結果では、リング圧縮試験（RCT：Ring Compression Test）で改善が観察された脆化パフォーマンスの新しい被覆管設計、あるいは1200 ºC以下の温度でRCTから得られた脆化制限が、膨らんだ領域に適用されるべきではないといういかなる理由も明らかにされなかった。
・ 研究プログラムは代わりの測定基準を策定するほど大規模ではなく、そして代わりの測定基準を求めることは、特に燃料棒が膨らんで破裂した領域に対しては現時点で推奨されない。
10 CFR 50.46 (b)の改正規則制定のために、原子炉規制局（NRR）は酸化を制限するリング圧縮データから得られる時間/温度制限が、膨らんだ領域を含む燃料棒全体に一様に適用されることを勧告する。現在の規則の通り、破裂した領域の平均肉厚が、膨れを説明するCP-ECR計算に使用されるべきである。
（出典：ML12048A475） |
| 2012年4月16日 | 原子力安全規制機関（ASN） | ASN、EPRのI&Cの設計に関する留保を解除
原子力安全規制機関（ASN）は4月16日、フラマンビル原子力発電所3号機として建設中の欧州加圧水型原子炉（EPR）の計装制御（I&C）の設計について、2009年10月に示した留保を解除することを発表した。
ASNはフランス電力（EDF）が示した設計の改善事項は満足のいくものであると判断したが、これは放射線防護・原子力安全研究所（IRSN）や原子炉常設専門家グループの見解に準拠している。
原子力施設におけるI&Cは、自動測定の実施と制御及び防護の機能を確保するシステムの総体から成る（注1）。フラマンビル3号機のI&Cは、下図に示す2つのプラットフォームを含む。
TELEPERM XS
原子力産業向けに特別に開発されたシステムであり、事象や事故の発生時に原子炉を防護する機能を制御する
SPPA T2000
“在来産業”向けのシステムであるが、原子炉の通常運転時の機能や、事象や事故の発生時の原子炉防護機能の一部を制御する
ASNは2009年10月15日、SPPA T2000の健全性が証明されていないことをEDFに対して指摘した。ASNは特に、補完的な証明をASNに提出すること、また、フラマンビル3号機のI&Cのために講じた様々な設計措置について検証することを要請した。この問題についてASNは2009年11月2日、保健安全執行部（HSE、現在は英原子力規制局（ONR））及びフィンランド放射線・原子力安全局（STUK）と、EPRのI&Cの設計に関する共同声明を発表した。
EDFはASNの要求に応えるために多大な取組みを行い、最終的に、I&Cのロバスト性を強化するために設計を変更し、SPPA T2000をフラマンビル3号機で使用することが可能となった。設計の変更内容は、SPPA T2000によって制御されている一部の原子炉防護機能を、TELEPERM XS上にも同じ機能を複製して設置することであった。この措置は、事故状況においてSPPA T2000が正常に機能しない場合に、I&Cのロバスト性を強化することを目指すものである。
これらの改善に関するIRSNの分析、また2011年6月16日付の原子炉常設専門家グループの見解をうけて、ASNはEDFが提案したI&Cの設計によって、事象や事故状況を管理するために使用されるシステムの健全性や、通常運転時に使用されるシステムとの独立性を確保することができるとの判断を下した。これによってEDFは、同システムの採用に向けた検討を継続することが可能となるが、ASNはEPRの運転の承認に先立って、詳細設計について分析する方針である。
なおASNは、2012年1月の多国間設計評価プログラム（MDEP）会合において、特に米原子力規制委員会（NRC）、英ONR、フィンランドSTUKと、今回の判断内容を共有しているが、これらの規制機関はそれぞれ、この問題に関する技術的な分析を継続するとしている。 |
| 2012年4月16日 | 放射線防護・原子力安全研究所（IRSN） | IRSN、フラマンビル3号機のI&Cの設計に関する分析結果を公表
放射線防護・原子力安全研究所（IRSN）は4月16日、フラマンビル原子力発電所3号機として建設中の欧州加圧水型原子炉（EPR）の計装制御（I&C）の設計に関する分析結果の概要を公表した。
原子力安全規制機関（ASN）の要請に基づいてIRSNは、フラマンビル3号機のI&Cの設計とプラットフォームに関する分析結果を原子炉常設専門家グループ（GPR）の2011年6月16日の会合で提出した。この分析は、2009年7月のGPRの見解をうけて、フランス電力（EDF）が示したI&Cの設計についての補完的な安全証明と改善に関するものである。
2009年にIRSNは、I&Cの安全証明が不十分であることを指摘したが、EDFが提示した新たな要素について分析した結果、I&Cの設計や各プラットフォームによって、安全関連機能を確保することができると判断した。さらにEDFは、深層防護の措置として、SPPA T2000が正常に機能しなかった場合に対応するために、非常用の補完的システムを追加した。IRSNの分析結果と見解に基づいて、GPRは新たなI&Cの設計について肯定的な見解を示し、これらをふまえてASNも判断を下した。 |
| 2012年4月16日 | 原子能委員会 | 原子能委員会、「第二（国聖）原子力発電所1号機の原子炉ペデスタルのアンカーボルト7本の破損がプラントの安全運転におよぼす影響」を報告
原子能委員会は、立法院第８期第1会期教育及び文化委員会にて、「第二（国聖）原子力発電所1号機の原子炉ペデスタルのアンカーボルト7本の破損がプラントの安全運転におよぼす影響」について報告した。
本事象は、第二（国聖）原子力発電所1号機の第22回燃交・検査修理期間中の3月23日に原子炉ペデスタルのアンカーボルトの超音波検査（UT）を実施したところ、スカート内側のボルトの破断を発見したもので、破断位置は、ボルトの最上部から18.3inch（約46.5ｃｍ）であった。3月24日にもUT検査を実施したところ、別のボルト2本でも破断の兆候が見られ、さらに別の4本では既に亀裂が発生していた。尚、スカート外側のボルトに異常は認められなかった。台湾電力からの通報を受け、原子能委員会は直ちに現場に関係者を派遣して調査を実施した。その結果、3月16日午前5時50分に同発電所1号機で原子炉の運転モードを切り替えて停止した際、弱震計と強震計が作動し、強震計の垂直方向の最大加速度が0.29Gに達していたことを確認した。
今回の事象に対し、原子能委員会は現場への関係者派遣と並行して、専門家を招聘して「第二原子力発電所1号機原子炉ペデスタルスカート部アンカーボルトの審査グループ」を編成した。審査グループの構成メンバーは土木や材料、構造および地震等の分野の専門家で、それぞれが「供用期間中検査（ISI）の計画および検査記録」、「ボルトに破断が生じた原因の解析」、「構造の安全解析」、「周辺部品と安全運転」、「プラント起動時における安全運転」、「炉心からの全燃料取出し」といった各分野の技術審査を実施している。本件はまだ審査段階にあり、原因の解析やプラント起動時の安全運転、修理段階での安全問題については今後、台湾電力から詳細な説明を受けて実施する予定であり、原子能委員会は原子力安全の保証を確保するために厳格な審査を実施する。 |
| 2012年3月30日 | NRC | NRC、Summerサイトの新規炉のための公聴会を終了、AP1000 2基のCOLを発給
NRCは、サウスカロライナ州のSummerサイトの2基の一括認可(COL)のためのSouth Carolina Electric & Gas (SCE&G)社及びSantee Cooper社の申請に関する必須の公聴会(mandatory hearing)を終了した。4対1で、NRC委員会は、NRCスタッフのレビューが、必要な規制の安全及び環境の認定を作成するために適切であったと判断し、新規原子炉局(NRO)がCOLを発行することが出来るようになった。
NRC委員会の認定により、COLに次の2つの条件を課している。
1番目は、新しい原子炉の受動的な冷却システムの重要な機器であるスクイブ弁(爆破弁)の検査及び試験を要求していること。2番目が、新しい原子炉で電源喪失をもたらす極限自然事象に対処するための方策を開発することが求められている。NRC委員会は、また同時に、SCE&G社及びSantee Cooper社にCOLと合わせて、緊急時のプラントスタッフに関係する情報の要求及び強化された信頼性の高い使用済燃料プールの計装を要求する命令書を発行するようNROに指示した。
COLは、SCE&G社及びSantee Cooper社に、サウスカロライナ州Columbiaの北西約26マイル(42km)に位置するSummerサイトに2基のAP1000原子炉を建設し、運転する権限を与えるものである。NRC建設検査官が、SCE&G社のサイトの準備活動を調査するために、2011年10月から現場に駐在している。
SCE&G社及びSantee Cooper社は、2008年3月27日にCOL申請書を提出した。NRCの原子炉安全諮問委員会(ACRS)は、独立してNRCスタッフの最終安全評価報告書(FSER)草稿及び安全に関係する申請の分野をレビューした。ACRSは、2011年2月17日付の報告書でNRC委員会にそのレビュー結果を報告した。NRCは、その環境調査を完了し、2011年4月15日にSummerサイトのCOLsのための最終環境影響声明書を発行した。NRCは、2011年8月17日にFSERを完成して、発行した。
NRCは、2011年12月30日にWestinghouse社のAP1000設計を認証した。AP1000 は、電気あるいは人間の介在が必要のない、事故後の原子炉の冷却を行う受動的な安全設備を持つ1,100MWeのPWRである。
（出典：NRC News No. 12-034, 3/30） |
| 2012年3月27日 | NRC | NRC、SG伝熱管に異常摩耗が確認されているSan Onofre発電所の再起動準備のための確認措置書簡を発行
NRCは、Southern California Edison (SCE)社当局者が、San Onofre発電所(CE型PWR)の両ユニット(2/3号機)の再起動前の蒸気発生器伝熱管の異常な摩耗に関連して実施することに合意した活動を文書化した確認措置書簡(Confirmatory Action Letter)を発行した。
「この確認措置書簡は、Southern California Edison社が、両方の蒸気発生器伝熱管の摩耗の原因を理解し、安全運転を保証するために適切に対処されることを保証するために約束したことを正式化したものである。われわれがなされたことに納得するまで、再起動は許されない」と第IV地方局Elmo E. Collins局長が述べた。
1月31日、運転員は、蒸気発生器伝熱管の漏えいを確認後、3号機を急速停止した。2号機は、計画された燃料交換及び保守のために1月9日以来停止していた。両方のユニットのその後の検査で、2号機は2010年1月、3号機は2011年1月に取り換えた蒸気発生器の多くの伝熱管に異常な摩耗を確認した。
SCE社は、異常な摩耗の次の2つの原因を識別した。すなわち、伝熱管が振動し、蒸気発生器内の隣接した伝熱管及び支持構造物に対して擦れて摩耗していた。
現在、それらがなぜ発生するのかを特定するために、SCE社は作業中である。
2号機の1本の伝熱管のみが、圧力試験の必要があった。しかし、6本の他の伝熱管は、施栓が必要であり、186本の追加の伝熱管には用心のため施栓がなされた。追加の施栓、または他の是正措置のための評価が2号機のために、3号機の試験結果の進行中の評価に基づいて継続されている。結果として、SCE社は、個々のユニットの再起動に先がけて、以下の活動を約束した。
・ SCE社は、伝熱管の位置によりこの摩耗の影響を受けやすい全ての伝熱管を含め、試験で産業界のガイドラインを超過した摩耗を示したすべての伝熱管に施栓を施す。
・ SCE社は、伝熱管対伝熱管の劣化の原因を特定し、検査の手順及び、または更なる検査を行うための中間サイクルでのプラント停止計画を含む、2/3号機のための運転制限を確立する。この手順は、伝熱管の摩耗の進展を最小化すること、及び伝熱管の摩耗が伝熱管の健全性を危うくするところまで進展しないことを保証することを意図している。
（出典：NRC News No. IV-12-011, 3/27） |
| 2012年3月12日 | NRC | EA-12-049「設計基準を超える外部事象に対する緩和戦略に関する命令書の発行」
この命令書に関する書簡は、原子炉規制局(NRR)及び新規原子炉局(NRO)より米国内の全ての原子力発電所の認可取得者及び建設許可を取得していて建設中及び建設を延期している者に送付された。
NRCは、施設に対する現在の認可を改訂する命令書を発行した。この命令書は、設計基準を超える外部事象に対する緩和戦略のための対策を要求している。
なお、この命令書に違反した場合は、刑事訴追及び民事罰金を科す。
（出典：ML12054A736） |
| 2012年3月12日 | NRC | EA-12-050「信頼性のある強化格納容器ベントに関する命令書の発行」
この命令書に関する書簡は、原子炉規制局(NRR)より米国内の全てのMark I及びMark IIの格納容器を持つBWR認可取得者に送付された。
NRCは、施設に対する現在の認可を改訂する命令書を発行した。この命令書は、信頼性のある強化格納容器ベントのための要件を実行することを要求している。
なお、この命令書に違反した場合は、刑事訴追及び民事罰金を科す。
（出典：ML12054A694） |
| 2012年3月12日 | NRC | EA-12-051「信頼性のある使用済燃料プールの計装に関する命令書の発行」
この命令書に関する書簡は、原子炉規制局(NRR)及び新規原子炉局(NRO)より米国内の全ての原子力発電所の認可取得者及び建設許可を取得していて建設中及び建設を延期している者に送付された。
NRCは、施設に対する現在の認可を改訂する命令書を発行した。この命令書は、信頼性のある使用済燃料プールの指示計のための対策を要求している。
なお、この命令書に違反した場合は、刑事訴追及び民事罰金を科す。
（出典：ML12054A682） |
| 2012年3月1日 | NRC | SECY-12-0034「提案規則制定-10 CFR 50.46c:冷却材喪失事故時の非常用炉心冷却系の性能」
本SECYは、10 CFR 50.46で規定されている非常用炉心冷却設備（ECCS）に関する要件を修正する提案規則を、一般コメントを求めるために発行することをNRC委員会に求めるものである。
NRCスタッフは、パフォーマンスベースの要件を確立することによって、10 CFR 50.46のECCSの現行規則に代わる提案規則10 CFR 50.46cを準備した。提案規則制定は、これまで不明であった被覆管の脆化メカニズムを特定すると共に、最近の研究の知見を取入れている。提案規則は更に、燃料の設計又は被覆管材料に拘らず、ECCS許容基準の適用範囲を全ての軽水型発電用原子炉（LWR）に拡大する予定である。また、提案規則は、通常運転中に燃料被覆管表面に形成されると思われるクラッド及び酸化物層の熱的影響を認可取得者が評価することを要求している。
NRCの研究によって、ジルコニウム系の燃料被覆管材料は通常運転中の水素吸収のために、温度と酸素吸収レベルの組合せが現行規則で許容されているものより低くても脆化が進むと思われることが確認された。その為、現行規則では冠水後の延性がLOCAの後に保証されない。現行規則によって達成されるとNRCが考えていた防護水準を回復することによって、公衆の健康と安全に関する適切な防護を保証するために、提案規則制定が必要である。従って、NRCは施設が公衆の健康と安全に関する適切な防護を実現し、そして10 CFR 50.109 (a) (3)及び(b)で述べているようなバックフィット解析を10 CFR 50.109 (a) (4) (ii)の除外に基づき準備する必要がないことを保証するために、提案規則が必要であると判断している。
（出典：ML112520186） |
| 2012年4月10日 | NRC | NRC、Fort Calhoun発電所に遮断器火災に係り安全重要度高（『赤』）の検査結果を発行
NRCは、Omaha Public Power District (OPPD)が運転しているFort Calhoun発電所(CE型PWR)における電気遮断器火災の検査結果を、『赤』または安全重要度高と決定した。
「その事象が複数の安全系に影響したため、検査結果は安全重要度高となり、その結果、その検査結果が再発防止策を保証することになる」とNRC第IV地方局Elmo E. Collins Victor局長は述べた。
その検査結果は、2011年6月7日、Fort Calhoun発電所における警報発生に至った電気系火災に係るNRC特別検査によるものである。火災は、ある交換された電気遮断器から発生したが、この遮断器では装置間の据え付けが悪く、不十分な保守のためいくつかの部品で電気抵抗が増加して、発熱と損傷を引き起こした。火災によるスス及び煙がその後、プラントの安全停止に必要な重要機器へ電力を供給する冗長化された電気系統への電力を遮断した。火災発生時、プラントはミズーリ川の洪水のため停止していた。
この火災で、約90分間の使用済燃料プール冷却停止を招き、シビアアクシデントを緩和するために用いるシステムにおける安全機能の喪失または複数の損傷を生じさせる可能性があった。重大な事故事象では、運転員は、プラントを安全に停止する補償的な手段を採らなければならない。OPPDは再発防止のための適切な是正措置を行った。
NRCスタッフは、検査結果を『赤』とした。NRCは、プラントパフォーマンスを、非常に低い安全重要度(very low risk)を表わす『緑』から始まり重要度が増すごとに、『白』、『黄』、または『赤』のいずれかの色分けプロセスによって評価している。OPPDに発行された最終重要度に係る書簡は、NRCウェブページで見ることができる。
Fort Calhoun発電所は、停止が延長され、重大なパフォーマンス問題を有するプラントに対する強化された特別カテゴリのNRC監督を受けている。プラントは、NRCの承認なく運転の再開はできない。
（出典：NRC News No. IV-12-012, 4/10） |
| 2012年4月10日 | NRC | NRC、両ユニットで外部電源喪失が発生したCatawba発電所で特別検査を開始
NRCは、Duke Energy社のCatawba発電所(WH型PWR)において、4月4日、両方のユニット(1/2号機)で外部電源が喪失するに至った事象に係る状況を評価するため、今週、特別検査を開始している。
2ユニットのうちの一方は燃料交換のため既に停止中で、他方は自動停止した。プラントの非常用ディーゼル発電機が起動し、必要により起動したプラントの安全系に電力を供給した。プラント運転員は、数時間後に外部電源を復旧することができたが、この事象は、『異常事象の通告：Unusual Event』、すなわち原子力プラントに係るNRCの4つの緊急分類のうちの最も低いレベルとして報告された。
「安全に係る緊急の問題はなかったが、原子力プラントにおける外部電源喪失は常に重大である。NRCは、これらの状況下で何が起き、何を把握したかを完全に理解していることを確認するために、特別検査が必要であった」と、NRC第II地方局Victor McCree局長が語った。
Catawba発電所のNRC常駐検査官は、直ちに、その事象を評価し始め、プラントスタッフの作業を監視し続けた。特別検査チームは、AtlantaのNRC第II地方局からの3名の検査官で構成され、特別検査チームは、他の作業の間に、工程を作成し、その出来事につながるDuke Energy社の作業及び会社の対応を評価する予定である。
オンサイト検査は、数日を要し、検査結果をまとめた報告書は、検査完了後45日以内に発行される。
（出典：NRC News No. II-12-016, 4/10） |
| 2012年4月1日 | 欧州原子力安全規制者グループ（ENSREG） | ENSREG、EUストレステストのピアレビューに関する3月の動き等を公表
欧州原子力安全規制者グループ（ENSREG）は4月、EUストレステストのピアレビュープロセスの進捗状況に関する情報を公表した。
1月中の各国の国別最終報告書についてのデスクトップレビュー、2月中に実施されたトピック別レビューの後、3月11日にカントリーレビューが開始された。カントリーレビューは8人の委員から成る6チームによって実施され、このうち5チームが3カ国のレビューを、残り1チームは2カ国のレビューを行う。カントリーレビューにおいては、各国の原子力発電所1カ所が訪問される予定である。訪問時には、それまでのピアレビュープロセスにおいて特定された問題について、より詳細な検討が行われることとなる。2月末のトピック別レビューの終了時に、国別レビュー報告書のドラフトが各国に送付されており、各国を訪問してのレビューに備え、検討すべきテーマについて十分な共通理解を図るために、事前のメールや電話による議論が行われた。
最後の6件のカントリーレビューは3月29日に完了した。最終的な国別レビュー報告書は、ピアレビューの最終報告書に附属書として添付される。これらの報告書は4月25日のENSREG会合において採決にかけられる。ピアレビューの最終報告書はENSREGウェブサイト上で公表される。さらにレビュー結果については、5月8日に予定されている第2回目となるパブリック・ミーティングで紹介され、議論が行われる。ピアレビュー結果は、欧州委員会が6月28、29の両日に開催される欧州理事会に提出する予定の報告書にも盛り込まれることになる。
なお5月8日の第2回パブリック・ミーティングに向けて、欧州委員会の共同研究センター（JRC）のウェブサイト上で4月25日〜5月6日までの間、コメント等を受け付ける。
http://www.ensreg.eu/node/375 |
| 2012年4月11日 | 原子力安全規制機関（ASN） | ASN、ラ・アーグサイトにおける火災リスクに関する規制措置の遵守をAREVA NC社に厳命
原子力安全規制機関（ASN）は4月11日、AREVA NC社のラ・アーグサイトにおいて2月16日に実施した事前通告なしの検査の際に、火気使用許可取得の対象となる作業における火災リスクの考慮について、複数の重大な不備があることが確認されたことから、同社に対し、規制措置の遵守を厳命したことを明らかにした。
ASNはラ・アーグサイトにおける2月16日の事前通告なしの検査の際に、3つの異なる作業室の作業現場において、火気使用許可の対象となっている作業における火災リスクの考慮について、複数の重大な不備があることを確認した。不備の内容としては、火気使用許可において明記されている特別な措置が、規制内容に照らして施設に適用される一般措置と整合していない、または現場で正しく考慮されていない（例えば、可燃性物質や燃料の防護措置や搬出措置が講じられていないことや、火の粉よけの措置がないことが明らかになっている）、といったことであった。
ASNはラ・アーグサイトにおいて、年間約50件の検査を実施しているが、サイトにおける火気使用許可の発給と監視について、AREVA NC社の複数の施設における体制に関する改善点を何度も指摘し、検査後に事業者に送付される書簡においても、補正措置を講じるよう要請していた。要請が示された後に実施された検査では、改善がなされたことが書面上で確認されていたが、2月16日の検査で不備が明らかになったことによって、施設の安全性における火災リスクが十分に考慮されていないことや、火災リスクを抑制するための措置が厳格に適用されていないこと、また特に、規制で求められている火気使用許可の管理に問題があることが露呈した。
ASNは2012年4月3日付の決定2012-DC-0266によって、火気使用許可に関する規制措置、特に1999年12月31日の改正アレテ第42条の7に規定された措置を15日以内に遵守するよう命じた。AREVA NC社はこの要請に対応するために講じた体制に関する改善措置をASNに報告しなければならない。また同社には、3カ月の監視強化期間中、管理区域内における作業について発給した火気使用許可のリストをASNに提出することも求められている。これによってASNは、今回の検査の結果同社に義務付けた決定内容が適切に実行されているかを、検証することができる。 |
| 2012年4月10日 | 連邦原子力検査局（ENSI） | スイス原子力安全委員会（KNS）が福島事故後のENSIの対応を評価
スイス原子力安全委員会（KNS）はこのたび、スイスにおける福島事故後の対応に関する報告書を公表し、その中で、連邦原子力検査局（ENSI）の対応について「原子力規制監督当局として迅速かつ目的を明確に定め、福島事故に対応した」と結論している。
KNSは福島事故後のENSIの対応について「一貫性があり適切であった」と評価した。他方、スイスの原子力発電所における検証と対応策の実施に関してENSIが定めたスケジュールは「事業者だけでなくENSIにとっても非常に厳しいものである」とコメントした。更にKNSは、ENSIがこれまでにスイスの原子力発電所に関して検証すべき項目を合計45点挙げていることについて、これらの項目に沿った行動計画により、福島事故の教訓を「包括的な方法で」スイスの原子力発電所に活かすことができるとしている。
また今回の報告書ではKNSは7件の勧告を行った。ENSIのバナー局長は「先のIAEAによるレビューに次いで、今回のKNSの報告書でもENSIの取り組みが確認された」と述べ、「ENSIはKNSの報告書を受け止め、そこで示された認識を規制機関としての作業に活かしていく」とした。
ENSIは、今後の課題、検証項目として、原子炉内の水素管理と緊急時防護措置について言及した他、自然災害に伴うリスクやKNSが指摘している原子力技術の分野におけるノウハウの獲得に関する懸念を共有していることについても言及した。 |
| 2012年4月4日 | OECD/NEA | インドAERB、多国間設計評価プログラム(MDEP)に参加
経済協力開発機構（OECD）/原子力機関（NEA）は4月4日、インドの原子力規制委員会（AERB）がNEAの多国間設計評価プログラム(MDEP)に参加したことを発表した。参加国の追加は2006年のMDEPの開始以来初である。
MDEPの政策グループ長でもあるフランスの原子力安全規制機関（ASN）のラコステ委員長は、AERBの役割や使命、またインドの原子力規制の枠組み等の情報を注意深く考慮した上で決定したと述べており、AERBがMDEPの正式な参加国としての基準を満たしているとしている。
またMDEPの技術事務局としても活動しているNEAのエチャバリ事務局長は、参加国及び非参加国の各国規制当局間で原子力安全の慣行が収斂（しゅうれん）していくことへの貢献をAERBに期待しているとした。なおインドでは現在、20基の原子炉が運転され、6基が建設中、また数十年内に複数の発電所を建設する計画である。
AERBはMDEPへの積極的な参画が期待されており、特にコード・基準ワーキンググループ（CSWG）、デジタル計装・制御ワーキンググループ（DICWG）、ベンダーインスペクション協力ワーキンググループ（VICWG）、またいずれかの原子炉設計ワーキンググループへの参画が期待されている。今後AERBは、正式な参加国としてMDEPの運営技術委員会や政策グループでのプログラムの戦略的意思決定に貢献することとなる。 |
| 2012年4月14日 | 台湾電力公司 | 第二(国聖)原子力発電所1号機、原子炉圧力容器支持スカートフランジ固定ボルト交換
台湾電力の「第二（国聖）原子力発電所1号機の固定ボルト交換作業」は既に交換修復を完了した。GE社は元の設計要求に適合しており、ユニットは安全に運転することができることを確認した。しかし、一部の新聞は「今回の作業に『1億元』、ボルトの破断は『重大な危機』」と報道した。台湾電力は本件について以下のとおり説明する。
第二原子力発電所1号機は2012年3月16日から、第22回燃交・検査修理を行っており、その期間中、原子炉圧力容器支持スカートフランジの120本の固定ボルトの中の1本のボルトが破断、2本に破断の疑いがあり、4本に軽微な亀裂があることが発見され、品質保証手順に従って処理を行い、また、原子能委員会に通報した。
第二原子力発電所の原子炉の設計会社（米国GE社）が分析した結果、現在ある超音波探傷検査で正常と判断された113本の固定ボルトでも充分な安全の余裕があり、充分に原子炉の安全を確保することができる。
台湾電力の今回の修復作業はGE社が提供した検査修理計画に従って、元の設計基準要求によってボルトの交換を行ったのもので、既に６本の固定ボルトの交換修復を完了した。今回の修復作業はGE社に材料手配から専門技術者の派遣、必要工具の手配及び修理工事まで一括請負方式で委託した。
7番目のボルトは現場設備の干渉があるため、他の工事方法を検討し、次回の燃交・検査修理時に修復を行う計画である。今回の修復作業を完了してから、GE社は、既に原設計の要求に適合しており、ユニットは安全運転できることを確認している。
ボルトの亀裂の原因に関しては、材料の欠陥、製造過程、環境、疲労などの要素による可能性があるが、現時点では、ボルトの金相分析の基本的分析からは、まだ金属疲労だけで引き起こされたものとは判断しがたい。精確な原因は更に材料の分析を行い、また、国内外の関連機関を招いて共同調査を行った結果を待つことになる。 |
