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原子力発電所設備信頼性管理システムに関する調査
Research on Reliability Management Systems for Nuclear Power Plant
牧信男（Nobuo Maki）*

要約 設備信頼性管理システムの研究開発状況に関して国内外文献調査を行うとともに，米国ア
イダホ国立技術・環境研究所，米国（McGuire，Seabrook）ならびに仏国（St.Laurent-des-Eaux）の原子力発電所，日本原子力研究所，（財）電力中央研究所および国内原子力プラントメーカーの訪問調査を実施した．
調査の結果以下の点が明らかになった．（1）設備信頼性管理システムは，保全に関するデータを包括的に管理する保全管理システムと保全管理システムに入力された作業結果から不具合情報・信頼性データベースを作成する不具合情報・信頼性データ管理システムに分類される．（2）
保全管理システムは欧米の原子力発電所では広く活用されており，保全作業の信頼性向上に欠かすことのできないシステムとなっている．（3）欧米では機器信頼性に関するデータを基に信頼性重視保全等の保全管理手法を適用することによりコスト削減に効果を上げている．それらの手法の適用においては，保全テンプレートの活用が効果的である．
また設備信頼性管理システムの設計に関して，以下の提言を行った．（1）システムの有効活用には詳細な設備・部品仕様データベースの整備が必要である．（2）機器の起動停止等に関するデータ蓄積が信頼性データを活用した保全管理手法の適用に不可欠である．（3）信頼性データの品質を維持するためにデータベース管理専任者の配置が重要である．

キーワード

信頼性，保全，原子力発電所，信頼性重視保全，リスク

Abstract
Investigation on a reliability management system for Nuclear Power Plants (NPPs)
has been performed on national and international archived documents as well as on current status ofstudies at Idaho National Engineering and Environmental Laboratory (INEEL), US NPPs (McGuire,
Seabrook), a French NPP (St.Laurent-des-Eaux), Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI),
Central Research Institute of Electric Power Industries (CRIEPI), and power plant manufacturers inJapan. As a result of the investigation, the following points were identified: (i) A reliability
management system is composed of a maintenance management system to inclusively manage
maintenance data, and an anomalies information and reliability data management system to extract
data from maintenance results stored in the maintenance management system and construct a
reliability database. (ii) The maintenance management system, which is widely-used among NPPs in
the US and Europe, is an indispensable system for the increase of maintenance reliability. (iii)
Maintenance management methods utilizing reliability data like Reliability Centered Maintenance areapplied for NPP maintenance in the US and Europe, and contributing to cost saving. Maintenancetemplates are effective in the application process.
In addition, the following points were proposed on the design of the system: (i) A detailed databaseon specifications of facilities and components is necessary for the effective use of the system. (ii) A
demand database is indispensable for the application of the methods. (iii) Full-time databasemanagers are important to maintain the quality of the reliability data.
Keywords

Reliability, maintenance, nuclear power plant, Reliability Centered Maintenance, risk.

*（株）原子力安全システム研究所

技術システム研究所

78

1.

はじめに

①安全性
a.ヒューマンエラーの防止

わが国の原子力発電所は，予防保全の精神に基づ

b.厳正な作業進捗管理

いて計画的に実施された保全管理，品質管理によりc.関係者への情報の伝達

世界的にも大変高い設備信頼性を確保してきた．しかしながら今日，電力自由化の流れによるコスト削

d.的確な作業計画と開始②効率・経済性減の要求から，高い信頼性を確保した上での保全作

a.輻輳する作業に対する支援

業の効率化が求められている．この一見背反する要

b.日常作業の効率的な実施求を実現するために，国内の多くの原子力発電所でc.検索機能によるプラント・機器データへの簡
単なアクセス

行われている標準類と手作業を主体とした保全管理を電子化システムに置き換えるとともに，蓄積されd.機器寿命，ＰＳＡデータ収集と評価の自動化

た信頼性データに基づいた効率的な保全管理手法を

e.ペーパレス化

適用することが求められている．欧米ではこのよう

f.電子メールとの連携な設備信頼性管理システムに関する研究が早くから③戦略性・プラント全体の作業の掌握始められており，かなりの成果を上げている．本調

a.様々な効率性の評価

査では平成９年から平成11年にかけて信頼性管理シ

b.作業毎のコスト管理

ステムに関する国内外文献調査を実施するとともに

c.ルーチン業務のチェック

米国アイダホ国立技術・環境研究所（INEEL）およd.人事ローテーション時のノウハウの伝達

び米国２個所の原子力発電所（McGuire，Seabrook），
仏国の原子力発電所（St.Laurent-des-Eaux），日本原

設備信頼性管理システムの必要機能

3.

子力研究所（原研），（財）電力中央研究所（電中研），
国内原子力プラントメーカー３社の訪問調査を実施

上記の要求を満たすために必要な設備信頼性管理

するとともに設備信頼性管理システムの設計におけシステムの機能としては，次のようなものが上げらる留意点をまとめた．

れる．
a.定期試験・作業計画，定検計画

2.

設備信頼性管理システムの必要性

定期試験や日常の作業計画の作成，定検計画の策定を行う．

米国では1990年代初めに電気事業の規制緩和とコスト競争に向けて組織体制を整備する必要に迫られb.隔離管理系統隔離を行う際のタグ管理，タグ発行を行う．

業務プロセス・リエンジニアリングが実施された．

c.機器保守履歴管理

この手法では冗長な業務や煩雑な業務，あるいは現

メンテナンス履歴を機器毎に管理し定期試験，状に合わない業務を識別するために組織の業務の進定検計画に反映する．

め方の再評価が行われた．この再評価を行う上で業

d.機器不具合報告・再発防止

務プロセスの変更に要するコストと投資回収率の評

機器運転中に発生した不具合やメンテナンス実価，文書・図面の管理，審査・更新手続き，保全に施時に判明した不具合を管理し定期試験，定検関わる契約・発注手続きにおけるコンピュータ技術

計画に反映する．

の導入と拡大がはかられ発電所業務の合理化が実現

e.資材管理された．設備信頼性管理システムの必要性を安全性，

機器メンテナンスに必要な資材を適正に管理

効率・経済性，戦略性の観点から整理すると次のよ

する．

うになる．

f.ドキュメント（標準類）管理，コスト管理，予794.
運転状態監視システム

不具合情報管理システム

KIT
プラントプロセス
コンピュータSAPHIR
不具合情報管理

PSAD
機器運転
状態監視・
異常判断

BHL
BHN
不具合履歴
不具合履歴
（P/Sレベル）（国レベル）

RGE
定期試験時
の機器
状態監視

設備信頼性管理システムの構成

設備信頼性管理システム
は，保全に関するデータを包括的に管理する保全管理システムと保全管理システ
ムに入力された作業結果から不具合情報・信頼性デー
タベースを作成する不具合
情報・信頼性データ管理シ

保全管理システム

ステムに分類される．

補修作業全体の管理、支援
SYGMA
保全管理

FTPDR
材質管理
機器仕様
作業要領
データベース(1) 保全管理システム

AIC
系統隔離管理業指示伝票，作業結果，所
要工数・費用，関連規制，
社内標準等保全関連データ

信頼性解析

をコンピュータで一括管理

確率論的安全評価（PSA）
FIDEMIS
PSAデータ算出

SAFO
RCM用ツールてを管理しているシステム
である．作業依頼伝票，作XPRO
プラント停止計画
管理

信頼性重視保全(RCM)

保全に関連するデータ全している．手動弁に至るまで詳細なプラント機器仕様，設計データベースを持っている．保全管理システ

RCM WORKSTATIONFMEA作成支援
予防保全管理RDFS
発電所の信頼性
データ管理
FIABAYES
ベイズ推定ツール

ムは欧米の原子力発電所では既に日常の保全管理に活用されており，保全作業の

RISKSPECTRUM
FT図、ET図作成支援

信頼性向上に欠かすことのできないシステムとなっている．
仏国電力公社（EdF）の

図１

EdFの設備信頼性管理システム

保全管理システムSYGMA（System de Gestion de laMaintenance）（図１）は経算差し引き

理システムのデータベースとリンクされており，交メンテナンスに必要なドキュメントや作業計画

換部品の価格や労務費に関するデータも参照できるに必要なコストデータ，また予算の管理を行う．

他，予算差し引きもできるようになっている．作業

g.不具合情報，信頼性データ管理

依頼から作業完了までの一連の作業はコンピュータ

保全管理データから抜き出した不具合情報デー

を用いて管理されており，作業計画者は交換部品のタベース，さらに確率論的安全評価等に有用な価格や所要労務費等をデータベースを参照しながら

機器故障率に関するデータベースの管理を行比較検討し，最良の選択をできるようになっている．

う．

我が国では，調査を開始した平成９年時点で電力

80向け開発実績はなかったが，その後コスト削減に対に廃止されSAPHIRに置き換えられた．SAPHIRにする要請から各プラントメーカーにおいて研究開発

は保全管理システムSYGMAに入力された作業結果が開始された．プラントメーカーA社では，高経年から機器不具合に関するデータが抽出されて入力さ化対応，プロセスデータの長期間管理，業務管理・れる．この不具合情報の内，国への報告基準に合致

文書管理に対応すべく設備保守支援システムの設するものについては国レベルのデータベースBHN

計・構築を進めている．この内，定期検査等においに，その他のデータはEdFのローカルデータベースて採取された計器の保守データの管理システムは既BHLに移される．またSYGMA，SAPHIRから信頼に電力において運用されている．またトレンド管理

性重視保全（RCM：Reliability Centred Maintenance），

システム，配管経年変化管理システムも開発されて

確 率 論 的 安 全 評 価 （ PSA： Probabilistic Safety

いる．プラントメーカーB社では，機器保守情報管

Assessment）に必要なデータが逐次抽出されるよう理システムによりサイト点検データ収集システムのになっている．またSt. Laurent-des-Eaux発電所ではデータを基に点検計画の策定，履歴傾向の評価，設PSAシステムFIDEMISが試験導入されている．この備仕様の管理を行うシステムを開発している．従来システムによりプラントに与えるリスクの観点から目視で行っていたような点検は画像処理により作業

取替機器の比較検討をできるようになっている（図軽減，精度向上をはかっている．また電子化された

１）．

系統図に改良点が記録されるようになっている．さ

信頼性データは不具合事象報告システムや保全管らに機器カルテにより機器保守・運転情報の一元管理システムによって収集する．データ解析対象機器

理を行うとともにクリティカル部品の故障劣化モー

数は先進国電力会社の1/3程度は全機器（35,000機

ドの評価を行い，点検周期の延長をはかったり，新器程度）としているが，通常は安全系，安全関連系

センシング技術や劣化診断・余寿命評価技術の開発に限定する場合が多い．EdFでは1,100機器，INPO

により点検周期フリーの状態監視保全を実現するとEPIXでは300〜800機器について解析を行っている．

している．

リレー，発信器等の電気計装機器，配管，容器，熱(2) 不具合情報・信頼性データ管理システム

交ラプチャディスク等の一部機器についてはプラン

不具合情報・信頼性データ管理システムは，機器

ト固有のデータがとりにくいことからデータベース

不具合データと信頼性分析の基礎データとなる機器に入力されないことが多い（小電気機器は共通要因

故障率データを管理しているシステムで，保全管理

故障を除いてPSA結果に影響を及ぼさない）．静的

システムとは独立したシステムになっている．

機器（配管，容器）に関して，米国の電力会社

米国の多くの電力会社は米国発電運転者協会（ANO他）では電力研究所（EPRI）の開発した２次（INPO）のメンバーであり，共通の不具合情報・信系配管経年劣化検査用のプログラムCHECWORKS

頼性データ管理システムNPRDS（Nuclear Plant（Chexal Horowitz Engineering Corrosion Works）を使

Reliability Data System）を構築し，約17万件の不具用して配管腐食減肉に関するデータの管理を行って合データを収集している．NPRDSの後継データベいる場合もある．

ー ス で あ る EPIX（ Equipment Performance and

我が国では，電中研原子力情報センターがポンプ，

Information Exchange System）ではNPRDSに欠けて弁，非常用ＤＧ等56の機器に関する故障率を計算す

いた機器起動停止に関するデマンドや運転時間に関ることのできる「原子力機器信頼性データシステム」

するデータも入力されるようになった．

および安全系６系統，常用系10系統について機器重EdFでも機器起動停止に関するデマンドや運転時要度評価を行うことのできる「重要度評価システム」

間に関するデータを含む不具合事象データベースを構築している （１）．さらに，原子力発電所の確率

SAPHIRが運用されている．従来運用されていた信論的安全評価用に，(財)原子力安全研究協会が国内

頼性評価システムSRDFは，データに不完全なものの原子力発電所34基の10年間におよぶ運転データをがあった上，研究所等一部の上位機関においてしか

基に，50機種の時間故障率に関する128の故障モー用いられていなかったため現場の反対により1992年

ド，15機種のデマンド故障率に関する24の故障モー81

ドを含んだデータベースを整備している（２）．

かにする．当該プラントでは故障履歴がないような機器に関しては関連他産業の故障履歴の活用を行

5.

信頼性データの活用

う．収集したデータを基にFME（C）A，LTAによる分析を行う．調査項目としては次のようなものがある．

信頼性データの活用方法として，欧米で既に取りa.系統のバウンダリ入れられ保全コスト削減に効果を上げている信頼性

b.系統の機能の定義

重視保全および米国で試運用が始まっているリスク

c.支配的な故障モードと故障の影響

情報に基づくパーフォーマンスベースの保全手法に

d.故障モードのクリティカリティとクリティカルなついて述べる．

部品
e.機器損傷メカニズムに基づいた故障を予防または（1）信頼性重視保全（RCM）①背景
信頼性重視保全（RCM）は1960年代に米国の航減少させる効果的な作業④適用事例：EdFのケース
仏国EdFでは全発電所（58ユニット）でそれぞれ

空機産業で航空機の大型化に伴い保全方法の変更が50系統（内求められたことから発達した．その後保全管理の合RCMでは過去の同種機器の故障発生率に関するデ理化が求められていた原子力産業界への適用が開始

ータが不可欠であり故障データが多いほど統計的にされた．

信頼性が高い結果が得られるが，EdFでは社内に同a.1984年にEPRIが原子力産業に導入

種プラント同種機器の不具合情報の蓄積があり，適b.Turkey Point発電所：原子炉補機冷却水（CCW）

用に際しての問題は少ないとの事である．

系統で24の追加作業を推奨
c.McGuire発電所：主給水系統における作業の有効性を確認

安全系20）にRCMを適用している．

EdFではRCMの適用により保全コストが約15〜20％削減された．保全費用全体からみると3〜5％の削減である．削減額は，1997年はプラント当たり年

d.San Onofre発電所：補助給水系統の多くの定期保間約8千5百万円，EdF全体で年間約46億円の修繕費

全（TBM：Time Based Maintenance）を状態監視（フラマトム社への外注費）であった．2000年にお保全（CBM：Condition Based Maintenance）に変けるコスト削減は約70億円（350MFF）になる予定

更，または削減である．1997年よりリビングRCMを実施し運転履

e.Ginna， San Onofre発電所：包括的なRCMの適用

歴と信頼性データのフィードバックを行っている．

（1988）．２年間で12〜20系統を分析．

（2）簡略化RCM②特徴①背景と特徴RCMは，重大な故障を引き起こす機器を重点的

従来型RCMでは標準RCM工程の約６０%の時間に保全し，費用を抑えかつ信頼性を向上する手法でがFMEAによる各系統機能にクリティカルな機器のある．FMECA（Failure Mode Effects and Criticality

抽出とLTAによるクリティカルな機器の故障モード

Analysis）により機器故障の影響に基づいた評価にに最も有効な予防保全策の抽出の２作業に費やされより保全方法・周期を決定する．またLTA（Logic

ることから，この工程を簡略化した簡略化RCMがTree Analysis）により故障が安全性や運転性に及ぼ提唱された．簡略化RCMにおける改良点は次の通す結果や劣化メカニズムに応じて機器の保全項目をりである．

明らかにする．

a.系統機能の事前評価を行い重要な機能についての③適用の手順RCMの適用に当たってはバウンダリ，系統に関みFMEAを実施
b.計装制御系については系統毎にマトリクスを用いする調査を行う．さらにプラント固有の機器運転・

たFMEAを実施

故障履歴を調査した上で潜在的な故障モードを明ら

a.，b.により標準RCMに比べFMEA分析の時間が82

１．保全計画の基盤
構造の把握

・作業管理および慣行
・発電所運転に対する要求事項、機器信頼性に関する問題点
・保全要員計画
・保全範囲および予算

２．適用系統の選択

・系統の重要度
・信頼性と使用確率・保全費用

３．周辺情報の収集

・作業履歴、部品使用状況、信頼性に関する課題・関係者へのインタビュー、現在の点検項目の調査
・メーカの推奨点検頻度、規制の有無

４．周辺情報の選択

・機器重要性、機器故障モードと故障・劣化、運転への影響の把握
・環境と公衆の安全への影響
FMECA
・故障した際復旧に要する費用

５．PMOの立案

・現状の予防保全作業の最適化と追加作業の必要性の検討
・保全計画への予防保全の組込み・当該機器と他産業における同種機器の運転・故障履歴情報の収集
・他産業における予防保全手法の採用の検討
・予防保全目的の吟味・メーカ推奨点検項目の吟味
LTA・保全費用・効果の吟味

６．実行計画の詳細
手順の作成

・予防保全計画の変更・作業手順と方法の変更
・点検頻度の変更
・状態監視保全への移行
・予防保全作業の実施に必要な作業の実施
・トレーニング・予防保全に必要な装置の手配
・作業指示票の発行
・作業の進渉状況の把握

７．保全費用の分析

・保全費用の算出
・予防保全の追加・削除、予知保全への変更による費用の増減の把握
・故障による復旧費用の算出
・費用削減効果の予測
・機器の全寿命期間を考慮した費用削減効果の算出

８．リビング保全
計画の実施

・費用削減効果がありかつ技術的裏付けのある保全計画の維持
・最新の状態監視技術の取込み（油不純物の簡易分析、DG気筒圧力の間接測定 等）
・発電所の経験とメーカ情報の取込み・保全過程へのフィードバック（作業員からの情報、部品情報
・機器の故障分析作業や根本原因究明作業とのリンク
・機器改良や新規設備へのリンク

図２

PMOの適用手順等）

83

60%減少した．
c. LTAについては保全テンプレートを活用：

ンにサンプル採取口が設けられている．また成分分
顕著に時間短縮が可能
d. 機器毎に最も有効な予防保全方法・頻度，状態監
視方法を整理e. プラント固有情報を盛り込めば作業をほぼ自動的に選択可能②簡略化によるコスト削減効果

析をしなくても簡易に油の劣化を検知できる装置も導入されている．診断結果は直ちにデータベースに入力され，機器点検周期の見直し要否が専任の信頼性データ管理者により判断され，必要であれば点検周期が修正される．
PMOとRCMの最大の違いは，現場経験者の意見，現場機器のIn-situの点検データがどの程度，またど

米国におけるRCM適用に関するコストは1987年の位迅速に機器点検周期にフィードバックされるか時点で約１千万円（$100,000）/系統であったが，という点にある．PMOではこれらを点検周期決定

簡略化RCMの適用により1992年では約４百万円の最大のよりどころとしているのに対し，RCMは（$40,000）/系統まで低減した．EPRIと旧PECO電力

現場の意見は参考とするもののあくまでも機器故障（Limerick，Peach Bottom）は1994/1995年に60系統率を基とした信頼性解析を主体とする．

にRCMを適用し，原子力産業の経験を集約・活用

Duke Energy社はこのPMOをMcGuire発電所に適した結果約150万円（$15,000）/系統までコストを用することにより1996年に約４千７百万円の修繕費低減させることに成功した．

（社内作業費）を節減した．全社でプラント寿命期③適用事例：Duke Energyのケース

間中の節減効果は約36億円と見込まれている．

Duke Energy社では従来のRCMに基づく保全をやめ，簡略化RCMの一種である最適化予防保全（3）リスク情報に基づくパーフォーマンスベースの保全手法（PMO: Preventive Maintenance Optimization）を取りリスク情報に基づくパーフォーマンスベースの保入れている．これは，RCMは航空機産業から導入

全手法は，リスク情報を保全計画へ活用する手法とされたが，多くの運転データを有する航空機産業としてリスク上重要な設備を分類してその機能に適合

比べて原子力産業には有効なデータが少ない，技術した性能基準を設定し，性能基準を満足するように者・研究者による予防保全タスクの分析に重きを置

機器の信頼性を確保し保守の有効性を確認する手法

きすぎ現場の意見，点検結果のフィードバックがかである．

かりにくいといった欠点があったためである．

①背景

PMO手法では図２に示すような手順でLTA，

米国原子力規制委員会（USNRC）は，米国でのFMECAによりPMOの対象とすべき予防保全タスク

保守実態の調査結果から保守実態の改善のためにを選択し，最適と考えられる点検周期を現場担当者

1988年3月，「原子力発電所の保守に関する政策声明の意見，関連法令・規制，T-Spec，過去の保全デー書」を公表し，保守プログラム（稼働率確保のため，

タを参考に設定する．メーカーの推奨値は根拠がは機器・系統・構造物の定期的評価および迅速な補修っきりしているものしか参考としない．予防保全タを提供）の開発・実施を求め，1991年7月最終規則

スクの選択においては，機器別の予防保全方法・頻を公表した．この規則は「10 CFR50.65：原子力発度，状態監視方法を標準化した保全テンプレートを電所の保守の有効性を監視するための要件」であり，活用する．この保全テンプレートの活用により効率

パーフォーマンス（保全の実施結果，設備の性的な予防保全タスクの選択が可能である．プラント能）・ベースの規則となっており，電力会社に対し，運転中は携帯端末によりモータの電流・抵抗，ポン

原子力発電所の所定の安全機能を保持するために自プ軸受けの振動・温度等のデータを採取したり，赤らが設定した目標に対して，対象とされる系統，構

外線サーモグラフィやアコースティックエミッショ

造物，機器の性能あるいは状態を監視することを要

ンのデータ，回転機器の潤滑油分析データ等を用い求するものである．この規則では次のような事項がて異常診断解析を行なう．ポンプの潤滑油は機器の事業者に要求されている．

運転中でもサンプルを採取できるように潤滑油ライa.有効な保守の欠如により生ずる故障等を最小限

84に抑えるための安全上重要な機器等に係わるていないと判断されたSSCの性能は，容認し得保守作業の有効性の監視る性能をもたらす目標の設定と監視を受ける

b.設置者が設定した目標に対する対象とされる構必要がある．この判断は，リスク上の重要度

造物，系統，機器の性能あるいは状態の監視とプラント個別の性能基準に対するSSCの性能

c.運転経験を考慮した保守プログラムの総合的なを考慮してなされる．目標設定は一般には系

有効性の評価，対象とされる機器等の故障の統レベルであるが，電力会社が適切と判断し防止，保守による非信頼度を最小に抑え必要たときは機器レベルの目標が設定され，目標に応じて保守プログラムを調整することが達成されるまで監視される．

d.監視および保守活動を実施する上で機器を供用

f.プラント安全機能をサポートするSSCが，監視外にする場合の安全機能への影響の考慮（監あるいは予防保全活動のために供用外になっ視の範囲は安全関連および非安全関連の構造

た時は，安全に対する総合的影響評価が実施

物，系統および機器）される．

原子力管理人材協議会（NUMARC）（現行原子力g.定期的な性能評価および監視は，事象の根本

エネルギー協議会：NEI）は，NRC保守規則実施の原因究明，事後措置，運転経験等を考慮し，ためのガイドライン「原子力発電所保守の有効性の電力会社個別のプログラムを通じて実施され監視に係わる産業界のガイドライン」（NUMARC93-

る．また十分なデータおよび情報を収集し，1，1993年5月付）を公表した．このガイドラインで保守および監視活動の有効性が判断できるよは重要なプラント構造物，系統および機器（SSC）

うにする．

の摘出，リスク重要度基準の設定，プラント性能基

NRCは，Reg. Guide 1.6「原子力発電所の保守の準の設定にPSA手法の適用を考慮している．ガイド

有効性の監視」を1993年6月付けで公表し，このガラインの主な内容は次の通りである．

イドラインはNRCの保守規則に合致し，容認し得

a.電力会社は安全関連および非安全関連のSSCをる方法を提供するものであるとしてその使用を推奨

摘出する．保守規則の範囲外のSSCについては，している．

既存の保守プログラムを継続する．

②特徴

b.保守規則の範囲内のSSCは予防保全プログラム

リスク情報に基づくパフォーマンスベースの手法の一部となる．リスク重要度基準とプラント

は，リスクの観点からより重要な作業に焦点を当て

個別の性能基準を設定する．プラント個別の

規制上の意志決定の主要な根拠としてパーフォーマ

性能基準は，リスク上重要なSSCに対してなさンスを用いる手法で以下の特徴がある．

れる．残りのSSCは，プラント全体レベルの性

a.最も重要な作業に焦点を当てる．

能基準に従って監視される．

b.パーフォーマンスを評価するための目標を設

c.リスク上重要なSSCは，体系的に文書化された定する．

個別プラントの解析（IPE），確率論的安全評

c.系統状態を監視し，また事業者のパーフォー

価（PSA），クリティカル安全機能（例えば原マンスを監視するために，測定可能または計

子炉水位コントロール）およびシステム性能算可能なパラメータを開発する．

の審査を用いて摘出しなければならない．まd.パーフォーマンスを満足するために採用するたリスク上の重要性は，リスク低減値，炉心方法には柔軟性を持たせ，事業者からより優損傷への影響等を考慮して議論される．

れた結果が生み出されるようにする．

d.リスク上重要でないSSCに対しては，プラントレベル性能基準を設定する．例えば7000時間

e.規制の観点からはパーフォーマンス第一とす
る．

当たりの計画外自動スクラム，計画外安全系の作動等がある．
e.電力会社によって設定された性能基準を満足しこのリスク情報に基づくパフォーマンスベースの手法は，NRCのSALP（Systematic Assessment of

85

発電所機器
携帯データ分析器／記録機

センサ

プロセスコンピュータ

オンライン監視

運転状態監視システム
状態監視・異常診断

今回の調査対象

データベース
運転履歴データベース
不具合履歴

不具合情報
管理システム
不具合情報入力
保全管理システム
保全作業全体の管理・支援

オフライン入力

データベース
機器・部品仕様
関連規制
社内標準
作業要領
予算
資材

信頼性解析

データベース
信頼性

データベース
保全履歴

図３

理想的な設備信頼性管理システム

Licensee Performance）の後継プログラムである発電

全関連データは全てこのシステムで管理を行うこと

所設置者のパーフォーマンス評価プログラムに取りができる構成とすることが望ましい．また保全に関入れられている．このプログラムでは安全に大きな連する各種データベース，例えば機器・部品の仕様，

潜在的影響のある保全作業や系統に重点を置いて監資材の在庫，予算，関連規制，作業要領等のデータ視を行い発電所のパーフォーマンスの指標とする．

ベースも各システム共通のデータベースとして整備

1999年６月から米国の９発電所で試行され，2000年する必要がある．さらにシステムの構築にあたって

４月から全発電所に対して適用開始された．2001年

は，プラント側の手順を再評価しシステムへの投資

６月に新プロセスの評価が行われる予定である．

が最大限に発揮できるようリエンジニアリングすることも必要である．日本的な発想では現状の組織に

6.

我が国の原子力発電所で必要とされるシステム

合わせてシステムを構築してしまうために，システ
ムができあがっても手作業が機械に置き換わっただ
けで合理化が実現されないといった事が起こりがち今後，我が国の原子力発電所でも機器の状態に応である．発想を逆転して米国的に，まずデータの活じた点検周期の変更に対して迅速かつフレキシブル用という点から合理的なシステムを設計した上で組に対応し，点検計画を策定できる設備信頼性管理シ

織（人）を張り付けるといった考え方も必要である．

ステムの導入が必要である．紙の帳票は廃止し，保以下にシステム設計上の留意点をまとめた．また図86３に理想的な設備信頼性管理システムの構成を示し条件により分類するようにしている．
g. その他

た．

データベースの重複を避ける，ユーザ本位の共通

a.設備・部品仕様データベースの整備
部品レベルの故障不具合・保守点検経歴の把握，の操作性を持たせる，データ入力必要個所を最小

経年劣化解析を行うための基本データベースとし限にする，用語とフォーマットを統一するといって重要である．

たことも重要である．

b.機器の起動停止（デマンド），起動成功・失敗，待機状態にならなかったケース（補修後の復旧，

まとめ

7.

不適切なラインアップ）のデータ入力
将来的な機器信頼性解析に必要となる．

原子力発電所の設備信頼性管理システムに関して

c.データベース管理専任者の配置

国内外文献調査，国内および欧米の研究所および発保全上重要な機器に関する不具合情報・信頼性デ電所等の訪問調査を実施した．その結果，保全管理

ータについては，データベース管理専任者が不足システムは欧米の原子力発電所では既に日常の保全する情報を補完し，信頼性解析のための基礎デー

管理に活用されており保全作業の信頼性向上に欠かタとして利用できるようにデータベースの品質をすことのできないシステムとなっていること，蓄積保持しておく必要がある．データベース管理専任された保全データから不具合データ管理システムを者は，不具合情報データベースから必要な機器の用いて機器信頼性に関するデータベースを構築し，不具合データを抽出し2次データベースを構築す

そのデータを基に信頼性重視保全等の保全管理手法

る．データ管理に要するマンパワーは平均0.5〜3を適用することによりコスト削減に効果を上げてい人/炉（プラントデータの収集は別途必要）であること，保全の合理化における信頼性手法の活用にる．

おいては，保全テンプレート（機器別の予防保全方d.データ取得（ダウンロード）機能の設置

法・頻度，状態監視方法を標準化したもの）の適用

データの有効活用（パソコンでの各種解析）のたが効果的であることが判明した．また設備信頼性管めに必要である．

理システムが備えるべき機能を示した上で，これらe.他のシステムとの連携のシステムの設計においては，システムの有効活用

以下のようなシステムとの有効な連携が求められをはかるため設備・部品仕様データベースの整備，る．

データ管理専任者の配置が必要であること，さらに・原子力定検工程管理システム

機器の起動停止等に関するデータ蓄積が今後の信頼・系統隔離支援システム

性手法の精度向上に不可欠であることを指摘した．

・原子力ドキュメント管理システム
・予算執行管理システム
・資材管理システム他基幹重点システム

文献等

f. 同種機器の分類(1)

高津正志, 金沢治仁, 尾山泰史, 桐本順広, 原子

機器の分類においては，設計，使用環境，運転条

力発電所に関する確率論的安全評価用の機器件が類似しているものをまとめ統計処理時のサン

故障率の算出, 電力中央研究所報告P95001,

プルサイズと運転時間データを多くとれるように（財）電力中央研究所 (1996).

する必要がある．カナダOntario Hydroの例では，(2)

設備信頼性データシステム上でニーズに応じた機

PSA用故障率データに関する調査, （財）原子器の分類ができるが，故障率，補修時間等の信頼性推定を行う際は同一の工学的条件を持つものを

原子力発電所信頼性データ調査専門委員会,
力安全研究協会 (1997).

(3)

OECD/NEA CSNI, Data Collection and Analysis

類別するようになっている．また独GRSでは，機to Support Probabilistic Safety Analysis,

器の分類の際には最低限型式，運転形態，系統のQuestionnaire Results, OECD (1992).

87(4) OECD/NEA CSNI, Proceeding of the International
WS on Reliability Data Collection in Support of
PSA,

MaintenanceandLife-Assurance

Programmes, NEA/CSNI/R(95)13, pp.166-171,
OECD (1995).
(5)

IAEA, Good Practices for Cost Effective
Maintenance of Nuclear Power Plants, TECDOC928, IAEA (1997).