222

INSS JOURNAL,Vol.17(2010),pp222-230

米国原子力発電所における運転中保守(オンラインメンテナンス)の実施プロセスおよび不具合についての調査・分析
Research and Analysis of On-line Maintenance Process and Problems
at United States Nuclear Power Plants
小寺良雄（Yoshio Kodera)＊ 1

要約 国内において運転中保守の適用拡大に向けた検討が進んでいることから，運転中保守実施時の教訓を抽出するため，米国の Licensee Event Report（LER）から運転中保守の実施に伴う不具合を抽出し，その発生状況，原因等について分析した．運転中保守の実施に伴い発生した不具合には，原子炉停止に至った事象，技術仕様書（T-Spec）に関連する事象の発生割合が多く，それらの発生原因としては，保守計画不良が多い．また，米国の原子力発電所における運転中保守の実施プロセスについて調査を行い，作業計画，リスク管理プロセスについて分析を行った．運転中保守の実施に当たっては，作業の実施によるリスクを把握，管理することが重要であり，そのためは，作業計画プロセスおよびリスク管理プロセスを確立することが必要である．
キーワード

運転中保守，オンラインメンテナンス，作業計画，リスク管理，原子力発電所

Abstract
Studies on promoting on-line maintenance applications are in progress in Japan. To
learn lessons for the implementation of on-line maintenance, troubles associated with theimplementation of on-line maintenance were extracted from US Licensee Event Reports (LER) andanalyzed in view of their situations, causes, etc. Many of the trouble events which happened during
the implementation of on-line maintenance led to nuclear reactor shutdown and violation ofTechnical Specification (T-Spec), which are mainly caused by poor maintenance plans. Moreover,
implementation processes of on-line maintenance at US nuclear power plants were investigated inthis study, and work planning and risk management processes were analyzed. It is important torecognize and manage the risks of on-line maintenance and, for this reason, it is required toestablish work planning and risk management processes.
Keywords

1.

on-line maintenance, work planning, risk management, nuclear power plants

はじめに間）の範囲内の計画的な保守であれば，一定の要件を保安規定や保守計画に反映することで運転中保守

米国においては，プラントの運転中に設備の保守の実施が可能となる見込みである．

作業を行う運転中保守が広く行われており，停止期

今後，事業者サイドとしても発電所において運転間の短縮による設備利用率の向上等に寄与している．

中保守を実施，拡大していくための諸条件の整備を国内においても，運転中保守の適用拡大に向けた検行っていく必要があるが，多重防護の一角を一時的討が進んでおり (1)，運転制限条件（LCO：Limitingにせよ弱める行為であり，導入に際しての課題を明Condition of Operation，原子炉を安全に運転するた確にして対応を検討していく必要がある．

めに，原子炉の運転状態に応じて遵守すべき条件を

本調査では，米国原子力発電所における運転中保予め定めている）の対象機器に関して，単一系統に守の実施状況を調査するとともに，運転中保守実施限定した許容待機除外時間（AOT：Allowed Out-に伴い発生した不具合事象の発生傾向を分析して，age Time，LCO を逸脱した場合に，その状態に応国内における運転中保守実施時に課題となる事項をじて要求される措置を実施するために許容される時抽出することを目的とする．

＊1

元(株)原子力安全システム研究所

技術システム研究所

現在

関西電力(株)223

2. 運転中保守実施に伴う不具合事象の分析

2.2.2 プラントに与えた影響
プラントへ与えた影響を分類した結果を図 2 に示

2.1 分析対象とその抽出

す．プラントへの影響としては，原子炉が停止した
事 象，技 術 仕 様 書（T-Spec：Technical Specifica-

原子力安全システム研究所で構築している原子力tion）の LCO に関連した事象が多い．その他では，情報データベースに登録された Licensee Event Re-主要機器が誤動作，停止となった事象等がある．こport（LER）(2) の中から 2005 年から 2009 年の間にのようなプラントへの影響は，運転中保守実施に伴発生した不具合事象 1499 件を調査し，運転中保守実うリスクであり，国内における運転中保守の実施に施に伴い発生した不具合事象 141 件を抽出した．た

おいても，不具合の発生リスクとして認識が必要なだし，運転中に顕在化していなかった不具合が，運ものである．ただし，今回調査を行った LER は，そ転中保守の実施中に点検の結果として発見された事の報告基準によりプラントの安全上重要な事象のみ

象については分析対象には含めないこととする．まが対象となっていることから，その基準に該当しな

た，運転中保守とは，プラントが運転中（タービンいような不具合等，抽出されていないプラントへの発電機を送電系統に接続した状態）において実施さ影響もあると考えられる．

れる保守作業で，計画保守（予防保全等），修理，試験・校正等の作業を含む．

抽出した不具合の中で原子炉停止事象についての詳細分類を図 3 に示す．自動停止によるものが多く，また，手動停止の中では，T-Spec の LCO を逸脱し2.2 運転中保守実施に伴う不具合事象の発生傾向の分析結果て作業中に AOT 内で作業が完了しないことから原子炉を停止した事象が約 1/3 含まれる．このような原子炉停止事象は，国内では一旦停止すると再起動抽出した不具合について，保守作業の種類，プラまでに長期間を要する等，米国に比較して影響が大ントに与えた影響，不具合の発生原因，発生時期，きいことから，発生を防止するための対策について対象設備，発生年により分類を行い，その傾向を分十分な検討が必要である．

析するとともに，発生した事象の特徴から発生パターンの類型化を行った．

次に，T-Spec に関連した事象に関してその内容の詳細分類を図 4 に示す．これには「作業中の LCO逸脱」および「LCO 逸脱作業中の更なる逸脱」が多

2.2.1

保守作業の種類い．「作業中の LCO 逸脱」は，LCO 逸脱を計画して抽出した不具合事象について，対象となった保守作業の種類を分類した結果を図 1 に示す．不具合事㻘㻈㻔㻖㻈

象を起こした保守作業としては，予防保全等の計画保守，試験・校正のための作業によるものが多い．

㻱㻠㻔㻗㻔㻗㻚㻈ཋᏄ⅌ೳḾ㻷㻐㻶㼓㼈㼆䟺㻯㻦㻲䟻㛭౿୹こᶭჹ䛴ㄏິష䚮ೳḾ䛣䛴௙㻖㻘㻈㻗㻈

図2㻙㻈㻖㻛㻈㻔㻙㻈㻱㻠㻔㻗㻔゛⏤ಕᏬム㥺䝿ᰧḿ୘රྙಞ⌦シങᨭ㏸䝿᭞᩺䛣䛴௙䚮୘᪺

プラントに与えた影響による分類㻕㻚㻈⮤ິೳḾ㻱㻠㻙㻚㻙㻓㻈㻔㻖㻈ᡥິೳḾ䟺㻷㻐㻶㼓㼈㼆䛱䜎䜑᥈⨠䟻ᡥິೳḾ䟺䛣䛴௙䟻㻖㻙㻈
図1

不具合事象を起こした保守作業の種類による分類

図3

原子炉停止事象の状況分類

224

㻔㻓㻈

షᴏ୯䛴㻯㻦㻲㐋⬲㻕㻈㻔㻙㻈㻗㻛㻈㻱㻠㻗㻜

この保守計画不良をさらに詳細に分類した結果を㻯㻦㻲㐋⬲ヾㆉ䛰䛝䛱షᴏᐁ᪃

みると，図 7 に示すように作業リスク検討不足，作䛣䛴௙

図4おいて問題を生じたケースが多いことが分かる．

㻯㻦㻲㐋⬲షᴏ୯䛴᭞䛰䜑㐋⬲షᴏ゛⏤᫤㛣䜘㐋⬲㻕㻗㻈

計画不良が多く，運転中保守を計画するプロセスに

T-Spec 関連事象の状況分類

業要領書不備が多い．作業リスク検討不足は，運転中保守の実施により発生するリスクについて十分な検討が行われておらず，プラントへの影響が発生したものであり，また，作業要領書不備は，作業要領書の記載内容が不適切で作業実施中に不具合が生じたものである．その他では，LCO 認識不足が多く，いなかった作業において，保守計画不良，人的過誤

これは LCO を逸脱することを宣言して運転中保守等により作業中に計画外で LCO 逸脱となったものを実施する必要があるにもかかわらず，検討不足にである．また，「LCO 逸脱作業中の更なる LCO 逸

より LCO 逸脱の宣言が実施されなかったもの等で脱」は，運転中保守実施により逸脱していた LCOある．

が，保守実施中の設備不具合等により逸脱の範囲が以上のように保守計画不良を防止するためには，拡大したもの等である．具体的には，保守の実施に作業リスクの検討，適切な作業要領書の作成等の作より，1 系統の機能不能に該当する状態で，保守の業計画が重要になる．米国では，このような運転中実施中に更に他系統の故障があり，両系統が機能不保守に伴う不具合発生の経験を踏まえ，作業計画，能になって LCO 逸脱状態が拡大したもの等がある．

リスク管理のプロセスが手順書等に詳細に記載されてきており，そのさらなる充実が図られているとこ

2.2.3

不具合の発生原因ろでもある．国内においても，運転中保守を実施，拡大するためには，このような作業計画，リスク管発生原因について，運用上の原因および設備上の原因により分類した結果を図 5 に示す．不具合発生
原因としては，運用上の原因が多い．

理プロセスについて検討し，有効な点については導入する必要がある．
次に設備上の問題が原因となった不具合事象の詳運用上の問題が原因となった不具合事象を詳細に

細分類を図 8 に示す．これには関連機器の不具合，分類(3)した結果を図 6 に示す．このなかでは，保守作業対象機器の不具合が多い．関連機器の不具合に㻛㻈㻕㻈㻔㻘㻈㻖㻘㻈㻗㻓㻈㐘⏕シങ㻱㻠㻔㻗㻔㻱㻠㻗㻛㻙㻘㻈షᴏ䝮䜽䜳᳠ゞ୘㊂షᴏこ㡷᭡୘ങ㻯㻦㻲ヾㆉ୘㊂シങ䛴▩ㆉ୘㊂䛣䛴௙

㻖㻘㻈
図5

図7

発生原因による分類

保守計画不良の詳細分類㻗㻈 㻕㻈㻛㻈 㻔㻈㻛㻈

㻱㻠㻜㻔

㻖㻔㻈

図6㻘㻕㻈

ಕᏬ゛⏤୘Ⰳ
ಕᏬெⓏ㐛ㄏ㐘㌷゛⏤୘Ⰳ
㐘㌷ெⓏ㐛ㄏ
䛣䛴௙

運用上の原因の詳細分類

㛭㏻ᶭჹ䛴୘රྙ㻖㻙㻈షᴏᑊ㇗ᶭჹ䛴୘රྙ㻱㻠㻘㻓ム㥺⏕シങ䛴୘රྙ

㻘㻛㻈

図8䛣䛴௙

設備上の原因の詳細分類

225

は，運転中保守の実施により 1 系統（チャンネル）㻔㻘㻈を隔離中に他の 1 系統（チャンネル）において偶発㻗㻈

的に不具合が発生したため，原子炉トリップ，機器㻗㻈の全機能喪失等になったもの等がある．作業対象機

㻱㻠㻙㻚

㻙㻈

器の不具合は，作業実施中に作業対象設備の不具合㻔㻜㻈㻚㻈により，原子炉停止，T-Spec 関連事象等に至ったものである．これらの設備の健全性確認，適切な保㻔㻓㻈㻚㻈

守の実施が重要となる．

2.2.4

㻔㻜㻈

㻜㻈

図 10

不具合の発生時期，設備原子炉停止事象の設備別分類

㻕㻔㻈

図 9 に不具合の発生時期の分類を示す．多くは保㻗㻈

守作業の実施中に発生したものであるが，準備作業

㻗㻈㻗㻈によるものもかなり発生している．準備作業では，主に作業を実施するための系統隔離が行われるが，㻕㻔㻈㻱㻠㻗㻜㻗㻈㻙㻈

することになることから，そのような箇所で不具合

図 11が発生すれば影響も大きいため，事前にその影響に㻔㻕㻈㻔㻕㻈

㻗㻈

運転中は系統隔離のバウンダリーが運転中系統と接⤝Ề⣌㻤㻦ᡜහ㞹″⣌ཋᏄ⅌ಕ㆜⣌୹䝃䞀䝗䝷㟸ᖏ⏕㻧㻪ᚗỀ⣌䝃䞀䝗䝷โᚒ⣌โᚒᲤཀྵ䛹โᚒᲤ㥉ິ⣌Ⓠ㞹ᶭ䝿ທ☚ᶭ⣌䛣䛴௙ᥦẴ✭ㄢ⣌㧏ᅸἸථ⣌㟸ᖏ⏕㻧㻪఩ᅸἸථ⣌ཋᏄ⅌⿭ᶭ෫༴Ề⣌㻤㻦ᡜහ㞹″⣌ᰶ゛⿞⣌ᨲᑏ⥲䝦䝏䝃⣌ୌḗ෫༴⣌㻧㻦ᡜහ㞹″⣌䛣䛴௙㻛㻈
T-Spec 関連事象の設備別分類

ついて十分検討し，対策を立てておく必要がある．
作業対象の設備別に分類した結果を原子炉停止事多い．これらの系統は，設備の機能上，原子炉停止

象および T-Spec 関連事象のそれぞれについて，図につながりやすい系統であり，このような系統の作

10，図 11 示す．原子炉停止事象につながった設備と業では，その影響を考え，運転中の作業実施の是非しては，給水系，AC 所内電源系，原子炉保護系がの判断，不具合防止策の検討を予め実施する必要がある．T-Spec に関連した事象では，換気空調系，高圧注入系，非常用 DG 等での作業時の不具合発生㻘㻈が多い．

㻔㻔㻈షᴏᐁ᪃᫤‵ങషᴏ᫤ᚗ᪟᫤䛣䛴௙㻱㻠㻔㻗㻔

図92.2.5 不具合の発生年抽出した不具合を発生年別に分類した結果を図 12

㻚㻕㻈に示す．原子炉停止事象に若干の減少傾向が見られ発生時期による分類るが，大きな変化とはなっていない．全体としては，事象の発生が継続している．

㻗㻓㻖㻘㻖㻓௲ᩐ㻔㻕㻈䛣䛴௙୹こᶭჹ䛴ㄏິష䚮ೳḾ㻷㻐㻶㼓㼈㼆䟺㻯㻦㻲䟻㛭౿ཋᏄ⅌ೳḾ㻕㻘㻕㻓㻔㻘㻔㻓㻘㻓㻕㻓㻓㻘㻕㻓㻓㻙㻕㻓㻓㻚Ⓠ⏍ᖳ

図 12㻕㻓㻓㻛㻕㻓㻓㻜

発生年別の分類226

表1№

運転中保守実施により発生した不具合事象の発生パターン②

不具合事象の発生パターン
作業実施のため作業系統（チャンネル）の除外中，残りの系統で不具合が発生し，全系統の機能喪失あるいは保護系動作停止中から運転中作業への切替時に，実施時期の変更による影響についての検討不足により不具合発生③

作業実施中のヒューマンエラー，手順不備による誤操作等で運転中機器に不具合発生④

作業実施に伴う隔離，復旧時の問題により運転系統あるいは作業実施へ影響が発生⑤

保守計画不良で作業開始後あるいは作業完了後に LCO 逸脱を認識①⑦

T-Spec の LCO を逸脱して作業を行っている際に作業が遅れて制限時間内に完了できない，またはその可能性の発生作業実施時の運転中機器への影響防止策が不十分で不具合が発生⑧

作業実施時に対象設備の不具合により，原子炉停止，T-Spec 関連事象等の発生௲ᩐ

⑥

㻗㻘
㻗㻓㻖㻘
㻖㻓㻕㻘㻕㻓㻔㻘㻔㻓㻘㻓䐖䐗䐘

図 132.2.6䐙䐚䝕䝃䞀䝷䐛䐜

䐝

パターン毎の発生件数

不具合の発生パターン

ンについては，国内における運転中保守実施時にも同様の状況が発生する可能性があることから，この前項までの分析は，プラントへの影響，発生原因等，それぞれの分析項目毎に分析を行ったものであようなリスク発生の可能性について評価を行い，対策を立てた上で作業を実施する必要がある．

るが，今後，国内で運転中保守を実施する際の教訓とするため，抽出した事象の特徴から不具合事象の3.

米国原子力発電所における運転中保守実施プロセスの調査

3.1

調査の実施内容

発生パターンの類型化を行った．
この発生パターンの類型化に当たっては，発生した事象の特徴を捉える上で特に重要と考えられる発生時期，原因，生じた影響に関して，それらを個別に捉えるのではなく，不具合事象発生を一連の流れ

米国原子力発電所における運転中保守実施プロセとして捉えた場合に見られる特徴を抽出し，複数のスの調査は，米国の運転会社が異なる 6 発電所にお不具合事象において共通して現れる特徴を発生パタいて，聞き取り調査および実施手順書の分析によりーンとして類型化した．類型化した発生パターンを実施した．このような複数の発電所で調査を行い，表 1 に示す．

比較，検討することにより米国原子力発電所におけそれぞれの分類項目の件数を図 13 に示す．8 つのる実施状況の全体像を把握することができたと考えパターンのなかで，③の「作業実施中のヒューマンる．また，この調査においては，不具合防止に対しエラー，手順不備による誤操作等で運転中機器に不て重要と考えられる作業計画，リスク管理プロセス具合発生」，④の「作業実施に伴う隔離，復旧時の問に関して重点的に調査を行ったほか，関連情報収集題により運転系統あるいは作業実施へ影響が発生」，のため，NRC，EPRI 等の関連文献(4)〜(9)についても⑦の「作業実施時の運転中機器への影響防止策が不調査を実施した．

十分で不具合が発生」が多い．これらの発生パター

227

3.2 運転中保守実施プロセスの概要

3.3

作業計画プロセス

EPRI のガイダンス (8) に，プラント運転中に実施米国の原子力発電所における運転中保守の作業計するための戦略，計画が述べられており，それをも画は，週単位の工程として作成される．図 15 にこのとに運転中保守実施プロセスの主な流れを示すと図

作業計画の例を示す．これは，1 週間を 1 作業週と14 のとおりとなる．米国原子力発電所では，この中し，1 作業週の中に同一トレイン，同一隔離バウンの「予備的な評価」から「リスク管理措置」までのダリーの機器，あるいは，機能的に関連しており，ステップにおいて実施される作業計画の立案，調整，同時に運転から除外すべき機器グループを割当てる決定のための発電所大での一連の手順を作業計画プものである．通常，12〜13 週を 1 サイクルとして，ロセスとして確立している．また，「原子炉安全のリこの中に対象となる全ての系統，機器が割当てられスク評価」「運転上のリスク評価」「リスク管理措置」

る．年間では，このサイクルが 4 回繰り返されるこで示されるリスク評価，管理についてはさらにそのとになり，サーベランス試験もこのサイクルの中で詳細な手順が決められており，リスク管理プロセス計画される．このように 1 作業週の中に，同一トレとして確立している．

イン，同一隔離バウンダリーの機器を割当てること

஢ങⓏ䛰ビ౮㐘㌷୯䛴షᴏᐁ᪃ྊྫྷ䚮షᴏ䛴ඁ඙ᗐ➴䛱䛪䛊䛬஢ങⓏ䛰ビ౮䜘⾔䛌䚯ཋᏄ⅌Ꮽධ䛴䝮䜽䜳ビ౮䝮䜽䜳䝦䝏䝃䛱䜎䜐䚮షᴏᐁ᪃๑䛱⣌⤣ᵋᠺ䛴䝮䜽䜳ビ౮䟺ᏽᛮⓏ䠁ᏽ㔖Ⓩ䟻䜘⾔䛌䚯㐘㌷୕䛴䝮䜽䜳ビ౮Ⓠ㞹⬗ງ䛾䛴䝮䜽䜳䚮䝛䝭䝷䝌䝌䝮䝇䝛䛴䝮䜽䜳䜘ビ౮䛟䜑䚯䜄䛥䚮አⓏ஥㇗䚮షᴏᏭධ䝮䜽䜳䚮⎌ሾ䝮䜽䜳䚮௺ᴏ䝮䜽䜳➴䛱䛪䛊䛬ビ౮䛟䜑䚯షᴏ゛⏤䛴⤣ྙషᴏ䛵䚮ᄿ༖᭿䛚䛮䛱⧖䜐㏁䛛䜒䜑䠃䠄䡐䠃䠅㐄䛴షᴏ゛⏤䛾⤣ྙ䛛䜒䜑䚯䝮䜽䜳⟮⌦᥈⨠᢫ฝ䛝䛥䝮䜽䜳䛱ᑊ䛝䛬䚮䝮䜽䜳䜘⟮⌦䛟䜑䛥䜇䛴᥈⨠䜘゛⏤䛟䜑䚯㐘㌷୯ಕᏬ䛴ᐁ᪃㻬㻱㻳㻲䜰䜨䝄䝷䜽➴䛱♟䛛䜒䜑షᴏ⟮⌦䝛䝱䜿䜽䛱䜎䜐షᴏ䜘ᐁ᪃䛟䜑䚯

図 14㐄䜻䜽䝊䝤䝌䝰䝷

運転中保守実施業務の流れ䠃䠄䠅䠆䠇䠋䠃䠂䠃䠃䠃䠄㻤㻥㻤㻥㻤㻤㻥㻤㻥㻔ḗ⣌ᶭჹᶭჹ෫༴Ề᰹⣙ᐖჹ䜽䝛䝰䜨ᏭධἸථ䟿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝃䞀䝗䝷Ⓠ㞹ᶭ䟿㻶㻪㛭㏻ᶭჹ┞ฦ㞫ẍ⥲㛭౿⿭ຐⵠẴ䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿㻧䠁㻪㻧㻒㻪䛐䜎䛹㛭㏻䜻
䜽䝊䝤䟿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䝿䠌䠌䠌䠌䠌䠌

図 15

運転中保守作業工程の例

228㐄ᐁ ᪃ හ ᐖ㻷㻐㻔㻗㻎ิ᭿䛴䜽䜷䞀䝛䟺షᴏ⠂ᅑ䟻䛴≁ᏽ䚮ิ᭿䛴䜽䜵䜼䝩䞀䝯షᠺ㻷㻐㻔㻗షᴏ䜽䜷䞀䝛᳠ゞఌ㆗䚮㈠″こị䚮ิ᭿䛴䜽䜵䜼䝩䞀䝯䜘ಕᏬ㒂㛓䛾ᥞ౩㻷㻐㻔㻖ಕᏬ㒂㛓䛒᭯ຝ䛰㈠″䚮㈠᰹䛱䜈䛮䛫䛓䜽䜵䜼䝩䞀䝯䛴ᖲ‵໩䛴䛥䜇䛴䜨䝷䝛䝇䝌䜘ᥞ౩㻷㻐㻔㻕ิ᭿䛴䜽䜷䞀䝛䜘゛⏤㒂㛓䛾ᥞ౩㻷㻐㻜షᴏこဤ䛴゛⏤䚮ᖲ‵໩䚮షᴏ䛴ิ᭿䛴䜽䜷䞀䝛゛⏤䛒Ᏸ஡㻷㻐㻛஢ങⓏ䛰䝮䜽䜳ビ౮䛴‵ങ䚮㐘㌷䜽䝃䝇䝙䛱䜎䜑䜽䜵䜼䝩䞀䝯䛴᳠ゞ㻷㻐㻙䜽䜵䜼䝩䞀䝯䜘᭩⤂䛴゛⏤䛱ᖲ‵໩ 䚮 䜳䝭䝙䝌䟺⇅⦆䛝䛥షᴏ⩽䟻䛱䜎䜑⌟ሔㄢᰕ㻷㻐㻘షᴏ䜽䜷䞀䝛Ửᏽఌ㆗䚮 షᴏ䛴ን᭞䜘⾔䛌ሔྙ䛵䚮ᡜᏽ䛴ᵕᘟ䛭㛭౿⟘ᡜ䛴ᢆヾ䛒ᚪこ㻷㻐㻗షᴏ㐄හషᴏ䛴᭩㐲໩䚮 ᶭჹ㝰㞫䛴‵ങ䜘㛜ጙ㻷㻐㻕䜽䜵䜼䝩䞀䝯䛴Ửᏽ 䚮㻳㻶㻤䝿䝌䝮䝇䝛䝮䜽䜳ビ౮䜘Ᏸ஡䚮 షᴏ䛴䝮䜽䜳゛⏤䛴Ᏸ஡䛐䜎䛹ᢆヾ㻷㻐㻔㒂ဗ䛴ᡮ䛊ฝ䛝䚮 షᴏ‵ങ䛴Ᏸ஡㻷㻐㻓゛⏤䛛䜒䛥షᴏ䛴ᐁ᪃䚮 ᪝䚱䛴షᴏ䛴䜽䝊䞀䝃䜽ఌ㆗㻷㻎㻔షᴏᐁ᪃㐄䛴ཬ┤ఌ㆗図 16

T-週プロセスの例

により，トレイン間違い等による不具合発生の低減，運転中保守を対象とした作業計画プロセスは確立し作業対象機器の供用除外時間の低減が可能となる．ていないと考えられる．しかし，今後，運転中保守また，作業計画の実施プロセスとしては，調査をの実施範囲を拡大し，運転中に多数の作業を同時並行った全発電所で T-週プロセスと呼ばれる手順が行で計画するような場合には，各所の調整，事前検用いられており，米国原子力発電所において一般的討等に十分な時間確保が必要であり，計画的な準備に実施されていると考えられる．この T-週プロセプロセスが必要となる．国内において，運転中の保スでは，作業の実施週を T-0 として，そこから a 週

守作業範囲を拡大して行く場合には，このような計間前の週を T-a のように表し，T-a の実施事項，責画プロセスの導入が必要と考える．

任箇所等を明確に定めることにより作業実施までの確実な作業準備を可能としている．具体的には，各3.4

リスク管理プロセス週に対して，作業範囲の決定，作業の内容について関連箇所との情報共有，作業実施によるリスクの検作業実施に伴うリスク管理の一般的なプロセスで討，作業スケジュールの決定等 T-0 までに完了すべ

は，まず，想定される作業のリスクを抽出・評価し，き準備事項が適切な時期に割り当てられている．図

そのリスクの重要度を判定して，リスク重要度に応

16 にこの T-週プロセスの実施例を示す．運転中にじたリスクの管理措置を実施する．EPRI のガイダ

保守作業を行う場合，運転中機器への影響等作業実ンスで示されているリスク評価プロセスの例を図 17

施に伴う不具合発生が懸念され，そのような不具合に示す．この評価プロセスは，詳細部分は発電所にを防止するためには，確実な作業リスクの把握が必より異なるものの，この考え方をベースとしたプロ要であり，早い段階で作業範囲を決定し，関係箇所セスが今回調査を行った半数の発電所で実施されてが情報を共有して作業実施リスク等の検討を実施すいた．このプロセスの中では，「原子力安全」，「産業ることが重要となる．このような観点で T-週プロ安全」，「環境安全」，「企業／規制」等の評価項目をセスは，重要な役割を果たしており，適切な人的資定め，それぞれの項目についてリスク重要度の基準源の配分，資材の手配等の作業準備の確実な実施にを明確にして作業ごとにリスクの抽出，重要度の判も有効なものとなっている．

定を行い，リスク重要度に応じて実施すべきリスク

国内では，定期検査中の作業については計画的な管理措置を決定する．リスク重要度の基準としては，工程調整，作業準備が実施されているが，運転中は高リスクとなる作業内容が評価項目ごとに多数示さ

基本的に予防保全作業を実施しておらず，不具合のれており，それらに該当するかどうかでリスク重要修理作業のみが実施されることから，米国のような度を判定する．リスクの評価を行う上では，想定さ229

షᴏ䛴䝮䜽䜳ビ౮྘⛸ึᏽ㡧┘䛱䜎䜐䚮ᑊ㇗షᴏ䛒䝮䜽䜳䛴㧏䛊షᴏ䛱ラᙔ䛟䜑䛑ビ౮䜘⾔䛌䚯ึᏽ㡧┘ౚ䝮䜽䜳䛒㧏䛊䛮ึᏽ䛟䜑షᴏౚཋᏄງᏭධ䝛䝭䝷䝌㐛ῳን໩䛴Ⓠ⏍䛴ྊ⬗ᛮ䛒䛈䜑షᴏ ➴⏐ᴏᏭධඖ㞹୯䛴㞹ງ⥲䛴షᴏ䚮㧏Ὼ䝿㧏ᅸ㒼⟮䛴షᴏ ➴⎌ሾᏭධᨲᑏᛮ∸㈹䛴⎌ሾ䛾䛴⟮⌦䛛䜒䛰䛊ᨲฝྊ⬗ᛮ䛒䛈䜑షᴏ➴௺ᴏ䠁ぜโฝງ఩ୖ䛴ྊ⬗ᛮ䛒䛈䜑షᴏ䚮షᴏ᭿㛣䛒T-Specエ㍍䛴75%௧୕ ➴䝮䜽䜳㔔こᗐ䛴ึᏽ䝮䜽䜳ビ౮䛴⤎ᯕ䛱䜎䜐䚮䝮䜽䜳㔔こᗐ䟺఩䚮㧏䟻䜘ึᏽ䛟䜑䚯䝮䜽䜳⟮⌦᥈⨠䛴ᐁ᪃ึᏽ䛛䜒䛥䝮䜽䜳䛴㔔こᗐ䛱ᚺ䛞䛬䚮䝮䜽䜳⟮⌦᥈⨠䜘ᐁ᪃䛟䜑䚯䟺䝮䜽䜳⟮⌦᥈⨠䛴ౚ䟻䝿㔔こ䛰Ꮽධᶭ⬗䛴႕኶䜘⥾࿰䛟䜑䛥䜇䚮୘ῼ஥ឺ䛾䛴ᑊᚺ゛⏤䜘షᠺ䛟䜑䚯䝿㔔こ䛰Ꮽධᶭ⬗ᅂᚗ䛴䛥䜇䛴ᚗ᪟゛⏤䜘షᠺ䛟䜑䚯䝿షᴏ๑䝣䞀䝊䜧䝷䜴䚮㻤㻯㻤㻵㻤䝣䞀䝊䜧䝷䜴䜘⾔䛌䚯

図 17➴

リスク管理プロセスの例

れるリスクを漏れなく抽出することが重要であり，国の一部の発電所では，このリスクモニタにプランリスクを様々な観点から評価し，抽出するプロセス

トのトリップリスクの計算機能を組み込み，発電リを確立することは，リスクの想定漏れを防ぐためにスクの評価にも使用している．国内においては，プ有効であると考えられる．

ラントがトリップした場合，再起動までに長期間を国内においても，運転中の作業に対して，作業対要する等，米国以上に影響が大きく，このようなト象となる設備の重要度，予備機の有無，発電への影

リップリスクへの対応についても十分な検討，対策響度等により，作業の重要度，実施可否等を判断しが必要である．ているが，運転中機器への様々な影響を考えたリス
ク評価プロセスとしては確立していないと考えられ

4.

まとめる．今後は，作業実施に伴うリスクを確実に把握するため，リスク抽出，判定の基準等を明確にし，対米国の運転経験情報から運転中保守の実施に伴う応措置まで定めたプロセスを確立していく必要があ

不具合を抽出し，その発生状況，原因等について分ると考える．

析した．その結果，以下のことが分かった．

このリスク管理プロセスにおいては，確率論的リ(1)運転中保守の実施により発生した不具合には，原スク評価（PRA：Probabilistic Risk Assessment）が子炉停止に至った事象，T-Spec に関連する事象のリスク評価のための重要な手段となっている．米国

発生割合が多く，それらの発生原因としては，作業原子力発電所では，プラントの系統状態等からリアリスクの検討不足，作業要領書不備等の保守計画不ルタイムに PRA によるリスク評価が可能なリスク

良が多い．

モニタ (9) と呼ばれるソフトウェアが使用されてい(2)運転中保守の実施に当たっては，作業の実施による．このソフトウェアは，PRA の専門知識がない職るリスクを把握，管理することが重要であり，その員も使用可能であり，発電所の作業計画，運転等のためは，発電所内で十分な情報共有，計画的な準備関連部門で使用されている．一方，国内においては，作業が可能となる作業計画プロセス，発生リスクをPRA は特定の業務にて実施されているのみで，作業多角的に検討して，確実にリスクを抽出して管理すのリスク管理として広く使用される段階までには至るためのリスク管理プロセスを確立することが必要っていない．今後，このようなツールを整備するこである．とにより，発電所において PRA の実績を積み，評価能力の向上を図る必要があると考える．また，米

230

文献
(１) 原子力安全・保安院，実用発電用原子炉施設の運用管理規定の見直しに関する報告書（2009）．
(２) NUREG

1022, 'EVENTREPORTINGGUIDELINES 10 CFR 50.72 and 50.73,*
USNRC (2001).
(３) 宮崎孝正，'経年劣化や人的過誤等を含めた原子力発電所不具合事象の新たな原因分類法とその適用結果，*日本原子力学会論文誌，Vol.
6 (No. 4), pp. 434-443 (2007).
(４) NRC Code of Federal Regulations Title 10
Part50.65, 'Requirements for monitoring theeffectiveness of maintenance at nuclear power
plants,*.
(５) NRC Regulatory Guide 1.160, 'Monitoring
the Effectiveness of Maintenance at Nuclear
Power Plants,* USNRC (1997).
(６) NRC Regulatory Guide 1.182, 'Assessingand Managing Risk Before Maintenance Activities at Nuclear Power Plants,* USNRC (2000).
(７) NEI NUMARC 93-01 Revision 3, 'Industry
Guideline for Monitoring the Effectiveness ofMaintenance at Nuclear Power Plants,*(2000).
(８) EPRI TR-1009708, 'Guidance for Developing
and Implementing an On-Line Maintenance
Strategy,* (2006).
(９) NEA/CSNIR/R (2004) 20, 'RISK MONITORS The State of ART in their Development
and Use at Nuclear Power Plants,* (2004).