INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-9155

海外トラブル分析から学ぶコ ンフィグレーション管理について
Configuration Management Learning from Operation Experience Analysis
田中

秀夫 （Hideo Tanaka）＊1

要約
リスク情報活用の実現に向けた戦略プラン及びアクションプランが国内電力事業者の連名で公表され，パフォーマンスベースのリスク情報を活用した意思決定によるリスクマネジメン
トを支える機能として，コンフィグレーション管理が位置付けられている．このコンフィグレー
ション管理の不備に関し視点を変えて分類することで，海外トラブル情報の中から是正措置を抽出する方法を提案する．少ない情報の中から少しでも気づきを得るための方法論として，トラブ
ルの原因となる，コンフィグレーション管理の３要素の不均衡を１３ケースに分類する．その３
要素を具体的に選定し，視点を変え別の分類を試みることで，是正措置の十分性について評価できる可能性を示す．
キーワード

コンフィグレーション管理，リスク，原因，是正措置

Abstract A strategic and action plan for the realization of risk information utilization have been jointly
released by domestic electric power companies, and configuration management is positioned as a functionthat supports risk informed decision-making using performance-based risk information. This paper proposesa method of extracting corrective measures from overseas trouble information by classifying theinadequacies of configuration management from different viewpoints. As a methodology to gain as muchinsight as possible from the limited information available, we classify the imbalance of the three elementsof configuration management, which are the causes of troubles, into 13 cases. By specifically selecting
these three elements and attempting another classification from a different perspective, we show thepossibility of evaluating the sufficiency of corrective measures.
Keywords

1.

configuration management, risk, cause, corrective actions

はじめにとめられた．
米国においては，CMBG というボランティアな組織(4)コンフィグレーション管理（以下 CM と略す）はが 1993 年から始まり，CM に関する情報交換の場が設ISO9000 の 2015 年版で新たに追加された．しかし，けられている．CMBG の活動のアウトプットとして，

米国(1)では，軍事・航空産業において，全体的な「設NIRMA や米国原子力発電運転協会（INPO）のガイドの計要件」を満たしつつ，部品の互換性を促進するため策定にも貢献している．日本からは原子力安全推進協の製品適合性を目的とした CM が 1992 年に規定されて会（以下 JANSI と略す）等が参加してその情報を電力いる．それが MIL-STD-973 (1992)，であり，後に間で共有している．このスタート時点が奇しくも日本

ANSI/EIA-649-1998 に置き換わっている．一方，米国

においては，高経年化対策の取組がスタートした時点

原子力産業界においては，米国エネルギー省（DOE）と同じである．美浜１号機の高経年化技術評価書（30から原子力発電所における CM プログラムのガイド

年目の評価）を作成するにあたり，現場にある設計図(2),(3)が 1993 年に提示された。1996 年に発生した書のみならず，プラントメーカ（ウェスティングハウ

Millstone 発電所での Spent Fuel Pool Cooling 問題

ス社と三菱重工業）に保管されていた設計図書も引用で規制要件を実装する電力事業者の能力への不信かし作成している．この時点では，関西電力には原子力ら，米国 NRC が設計基準情報の管理および維持につい

保全総合システム(5)はなく，ドキュメント管理について各電力事業者に回答を求めた．この改善も含めてても紐づけが十分ではなく，その作業には，建設を経CM のガイダンスが原子力情報記録管理協会（NIRMA）

験し関係会社に転籍した OB の協力を得つつ，技術評の ANSI/NIRMA CM-1.0-2000(2007 年改訂版)で取りま価に必要な図書の整備にリソースが投入された時期＊１（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

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156であった．米国においては運転ライセンス更新の審・施設がその機能を実行するために必要なライセン査に必要なシステム・機器・構築物（以下SSCと略す）

スの特性とパラメータ (ライセンスベースと呼等の情報が必要であったことも米国内の活動を促進
する原動力になっていたものと考えられる(6)．
日本においては，自主的安全性向上を目指して，
リスク情報を活用した意思決定を実行するマネジメ
ントシステムの導入を図るにあたり，それを支える

ばれる)
・要件はさまざまなソースからもたらされる． NRCの規則，労働安全衛生局，州法，管理方針，デザインの好みなど
・特に新設の場合，契約で指定された所有者の要件機能の一つであるCMの活動を，各社それぞれに展開している．また，JANSIにおいて，プラントの機器構とされている．この所有者（電力事業者）の要件，

成管理に関するCMガイドラインが作成，改訂され，

例えば，サンオノフレ発電所の蒸気発生器取替え後良好な取組み事例等を共有するためにCMに関するワのトラブル問題(8)にあるように，性能向上を電力事ーキングが積極的に開催され，米国CMBG会合に参加業者の要件とした場合がそれに当たる．過度な性能し米国等の活動についても情報が共有されている．

向上を求められたため，従来にない設計を実施した(5)

米国CMBG会合 において，INPOは，2011年からのにも拘らず，実証試験をせずに納品せざるを得ない推移で2016年にCMに関する改善が進んでいるとして状況になり，そのことで疲労損傷を多発させることいたものの，米国NRCの検査報告書に基づく，CM不備となった事例である．これは「客先要件（設計要件）」に 対 す る 注 意 喚 起 文 書 “ Information Noticeを反映した「物理的構成」に疲労損傷を起こさせな

2019-03; Inadequate Implementation of Clearance

いという「設計要件」が反映されなかった CM 不備のProcesses

Control事例である．「設計要件」が設計基準情報*1 のみでIssues”(7) が2019年に発行されている．さらに，はないことに注意が必要である．
（＊１：設置許可・Information Notice 2019-01において，一時的な設

工認・保安規定とその技術的根拠書）

計変更についても指摘されており，これもCM不備とここで，「設計要件」を保守管理でよく使われる言考えられる事象である．それを受けて，2019年度の葉に変えて考えると，規制要件，T-Spec.，安全設計，

米国CMBG会合において，INPOは微かな兆候を見逃す

基本設計，詳細設計，製造設計，施工設計等が考えべきではないとして，技術管理者に対し，意思決定られる．さらに，定期検査時の工程と場所の設定にに関するリスクの適切な特定と管理を確実に実行す

当たっての調整である工程設計も考えられる．例えるため，また，設計変更や機器の劣化評価の想定がば，火災防護の観点では，定期検査時の可燃物保管

正しいことを確認するため，課題に向き合うべきで場所の設定が課題になるからである．このように，あると警笛を鳴らしている．

「設計要件」を設計基準情報のみとはせず，広くとResultsin

Configuration

らえることで，保安活動のどの設計段階の要求事項

2. CM不備とは何かであるかという視点を持って，下流側の「施設構成情報」や「物理的構成」との不均衡を検討すること

CM は，原子力発電所の系統・機器・構築物（以下が大切である．

SSC と略す）が設計で要求したとおりに製作・設置

次に，「施設構成情報」については品質管理システ

され，運転・維持されていることを常に確認，保証ム（以下 QMS と略す）で文書化が義務付けられていする仕組みであり，事業者がプラントを運転・維持る情報に含まれているので改めて考え直す必要はな

管理していくために必須の管理プログラムである．

い．なお，トラブル対応等でメーカや協力会社から

具体的には，各 SSC について以下の３つの要素がきの技術図書が必要となる場面があれば，それを「施ちんと整合していることを維持し，管理していく必

設構成情報」に加える必要があるが，必ずしも電力要がある．その３要素について米国 CMBG での議論に事業者で全てを保管しておく必要はないと言われて基づいて具体的に何であるかを考えてみる．

いる．

まず，「設計要件」の捉え方である．米国 CMBG で最後に，「物理的構成」については，“実際にそこは，設計要件ではなく，要件として，最終設計に反にある設備・機器”として示されることが多い．し

映されるライセンスプロセスまたは契約から派生しかし，設計基準情報には，シビアアクシデント（以た技術要件であると定義している．具体的には，

下ＳＡと略す）対応要員の員数だけでなく，資格やINSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-9

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所在地までも規定されている．例えば，これも「設体差が大きく出ないようにする必要がある．そのた計要件」である．そのように考えると，ＳＡ対応当め，分析時の着眼点を次に検討する．

番者を「物理的構成」と考えることで，持ち場を離れた行為は，「物理的構成」が「設計要件」と不均衡

3.

CM不備の分類となっていることに気付く．また，対象範囲をもう少し拡大すると，重機取扱いの能力についての資格CM不備によるトラブルは，３要素の不均衡である

も「設計要件」となり得る．万一，ＳＡ対応の審査

ので，新しい「設計要件」が追加されるのを除けば，の中で示した技能を持つ人材が所定の時間内に発電

原理的には，１２通りが考えられる．１要素が他の所で作業が着手できないとすれば，それも「設計要１要素に反映されなかったケース（６通り）＋１要件」が「物理的構成」に反映されていない場合とな素が他の２要素に反映されなかったケース（３通り）

り得る．

＋２要素が他の１要素に反映されなかったケース「物理的構成」の SSC が経年劣化で機能が低下す（３通り）の合計１２通りに分類できる．また，新る事象を CM 不備に含めたのと同じように，技能が求しい「設計要件」が追加されて「施設構成情報」まめられる要員が「物理的構成」要素となっている場

たは「物理的構成」と齟齬が生じるケースを追加す

合は，技能の維持，技術継承もプラント運転の重要ると，１３パターンに分類できる．

なポイントである．運転管理における運転員の技能①「物理的構成」が「施設構成情報」に反映されなが適切でなければプラントは運転できないが，その他の管理においても，技能を求められる．最近の動(9)向として，IAEA の SALTO ピアレビュー では，領域
A において Configuration/modification managementand design basis documentation があり，また，領域 F:Human resources, competence and knowledge
management for LTO の確認ポイントとして，“Doesthe plant have a process to ensure competent humanresources for LTO including external support?”がある．技能を含むとする「物理的構成」が非物理的な知識まで拡大する状況があるので，注意が必要である．安全性を向上させていくためには，要求される機能に係る技能レベルを引き上げる必要がある
ことは疑いの余地はない．その技能レベルはその環
境によっても左右される．この「物理的構成」の範
囲も状況によって異なり，国内においては，福島第一発電所事故前後で大きく変わった．規制基準の大幅変更やバックフィット制度導入により，福島第一発電所事故後に追加された SSC は勿論のこと，既設の SSC でも追加された機能が適切に「施設構成情報」に反映され，保安活動がなされるようにしなければならないし，追加された要求技能が維持されるよう教育・訓練がなされた要員の確保が重要となる．
以上のように，３要素の不均衡が CM 不備であるとしても，要素の捉え方や要素間の不均衡の考え方にかった事例②「施設構成情報」が「物理的構成」に反映されなかった事例③「設計要件」が「物理的構成」に反映されなかった事例④「設計要件」が「施設構成情報」に反映されなかった事例⑤「物理的構成」が「設計要件」に反映されなかった事例⑥「施設構成情報」が「設計要件」に反映されなかった事例⑦「設計要件」が「物理的構成」と「施設構成情報」に反映されなかった事例⑧「施設構成情報」が「物理的構成」と「設計要件」に反映されなかった事例⑨「物理的構成」が「施設構成情報」と「設計要件」に反映されなかった事例⑩「設計要件」と「施設構成情報」が「物理的構成」に反映されなかった事例⑪「設計要件」と「物理的構成」が「施設構成情報」に反映されなかった事例⑫「施設構成情報」と「物理的構成」が「設計要件」に反映されなかった事例⑬新しい「設計要件」が追加され，適切に変更されなかった事例

違いがあれば，CM 不備のトラブルを抽出するのに分析者の個体差が出てくるものと考えられる．微かな

ここで，CMの改善に注力を注いでいる米国で公開

兆候を海外トラブル分析から抽出するためには，個されているトラブル情報である，米国NRCから公表さINSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-9

表１
正LER 事例の CM 分類結果
誤
物理的構成

施設構成情報
①11 件
⑪3 件
⑨9 件

物理的構成
施設構成情報
設計要件

②9 件
⑧1 件
③6 件

158

設計要件
⑤4 件
⑫2 件
⑥1 件

⑩5 件

⑧1 件
⑪3 件

④4 件
⑦28 件

新しい設計要件⑬1 件

れているLicense Event Reportを用いてCM不備の分

現場施工・運用段階に分けて，設計要件と施設構成類を試みた．分析したデータは，2020年1月1日から

管理情報の一部を整理した．図中の視点(1)からでは，

2022年8月1日までに発生した314件を対象に分析し安全設計を「設計要件」とした場合，製造設計の図た．限られた情報から，設計要件・施設構成情報・面類は「施設構成情報」と整理でき，視点(2)からで物理的構成を特定し，CM不備と抽出できたのは，84

は，製造設計を「設計要件」とした場合は，作業設件であり，全体の27%であった．その結果を，表１に計の作業要領書は「施設構成情報」と整理できる．

示す．全ての分類に対し当てはまる事例はあり，分何を上流（要件）と考え，反映されるべき下流（情類分布から，「設計要件」が「物理的構成」と「施報）がどれかで，表１の分類のどこに当てはまるの

設構成情報」に反映されなかった事例：分類⑦が断かが変わる．

然多く，「物理的構成」と「施設構成情報」との不整

また，正しく構成された要素が他の要素に正しく合：分類①と分類②を合わせると過半数を超えてい反映されていないという不均衡を上流から（トップる．

ダウン）と下流から（ボトムアップ）そして，中間

このCM３要素の不均衡な状態について，上流を「設領域から上下方向（ミドルアップアンドダウン）へ

計要件」，その下流を「施設構成情報」とし，「物理と視点を向けた３ケースに１３分類を整理した．

的構成」を含めた１３分類を今一度解説する．
［トップダウン］

図１に，設計要件と施設構成情報との関連を図示し，視点の捉え方を示す．発電所を運営する上での活動

分類④「設計要件」が「施設構成情報」に反映さを単純化して，規制審査段階，各種設計段階およびれなかった事例；安全設計に基づく「設計要件」が規制審査段階
設
計
要
件
施
設
構
成
情
報

各種設計段階

現場施工・運用段階

視点(1)

規制要件

安全設計

地域協定

基本設計

施工設計
製造設計

視点(2)

詳細設計

工程設計
作業設計

等

設計基準情報各種設計情報等

作業要領書

 設置許可申請書とその根拠
 工事認可申請書とその根拠
 保安規定とその根拠

 安全設計図書
 基本・詳細設計図書
等 製造図面 ロジック図面 等

社内規則図書図１

設計要件と施設構成情報との関連

手順書

等

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上流だとすれば，それが反映されていない「施設構

159

る．

成情報」とは，基本設計・詳細設計・製造設計・施工設計（定検時の分解点検手入れも含む），それに基［ボトムアップ］

づく作業要領書・手順書，社内ルール等がある．施

分類①「物理的構成」が「施設構成情報」に反映

工設計を「設計要件」とすれば作業要領書が「施設されなかった事例；QMSが行き届いたSSCでは，「施設構成情報」となる．定められた「設計要件」が「物構成情報」に反映されていないSSCが存在することは理的構成」に影響を与えないか，もしくは既に反映

まずないと考えられる．しかし，建設時にしか使用されている場合で，「施設構成情報」に反映されていされないテストライン（配管・弁）が「施設構成情ない場合がこのケースになる．

報」から抜け落ちているケースがある．ステンレス

分類②「施設構成情報」が「物理的構成」に反映

鋼配管の塩化物による応力腐食割れの水平展開時にされなかった事例；「施設構成情報」に整合した「物テストラインに亀裂が発見された(10)．漏えい前に発理的構成」にすることがQMSで求められているが，多見されたからよかったものの，その「施設構成情報」

く見られる事例としては，手順書にない操作をしたが抜けていれば，確認対象から外されて，貫通亀裂場合がそれに当たる．

まで放置されていた可能性があった．海外ではテス

分類③「設計要件」が「物理的構成」に反映されトラインからの漏洩の報告はある．そのSSCに対するなかった事例；「設計要件」が「施設構成情報」に反保全計画がないということは管理されていないとい映できていても，「物理的構成」までは反映できていうことである．美浜３号の蒸気配管破断事故(11)も検ない場合である．例えば，締結ボルトのトルク管理

査リストから抜け落ちていたことが原因で発生したにおいて，製造メーカが推奨するトルク値が規定さ事象であることは忘れてはならない．ここで分かるれていて，それが作業手順書に明記されていたとしことは，すべてが正しく反映されているハズというても，座面に異物が噛みこむなど，適切に嵌め込ん

思い込みを捨て，常に抜け落ちがないのかを意識しで締め付けなかったことで，使用期間中にボルトがていることが大切である．

緩み，締結機能が満足しなくなったケースがこれに当たる．

分類⑥「施設構成情報」が「設計要件」に反映されなかった事例；個々のSSCの機能低下がシステム全
体の機能低下に影響を与えた場合，「設計要件」を満［トップダウン複合影響］

足させるSSCの安全裕度に変化が生じた「施設構成情分類⑦「設計要件」が「物理的構成」と「施設構報」が適切に「設計要件」に反映されない場合であ成情報」に反映されなかった事例；「設計要件」が「施る．美浜３号のEDG事例(12)のように，関連したロジッ

設構成情報」に反映されず，さらに「物理的構成」

ク図を確認していなかった，つまり，「施設構成情報」にも反映されていない場合である．安全上重要な機であるロジック図が取替えた部品の設計に反映され器が設置されている火災区画において，消防法の設ていないことで，想定外の事象を引き起こした事例

置条件を満足していない煙感知器が検査で指摘されである．水平展開に関して，規制庁へのJANSIの回答るケースがこれに当たる．

では設計検証システムが適切であれば問題ないとし

分類⑩「設計要件」と「施設構成情報」が「物理ている．

的構成」に反映されなかった事例；一つのトラブル

分類⑤「物理的構成」が「設計要件」に反映されの中に一つの原因だけではなく複合要因がある場合なかった事例；事例としては，BWRの燃料構造変更には，それは区別する必要があることになる．つまり，伴い，周辺の流況を考慮して，安全解析に影響が出

そのトラブル事象には，「設計要件」に変更した点とないかを確認させたケース(13)があった．

変更しなかった点があり，変更した点については，「施設構成情報」に適切に反映がなされたものの，［ボトムアップ複合影響］「物理的構成」までは反映されず，また，それとは

分類⑨「物理的構成」が「施設構成情報」と「設別の「設計要件」は変更されなかったものの，「施設計要件」に反映されなかった事例；「物理的構成」で構成情報」に変更が生じていて，それが「物理的構あるSSCが周辺環境変化で劣化が加速された場合，そ成」に反映されていなかった場合がこのケースになれを予測していなかった「施設構成情報」へも影響

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するし，それを基にした「設計要件」にも影響する．
分類⑫「施設構成情報」と「物理的構成」が「設160ていなかったことによるトラブルが発生した場合である．

計要件」に反映されなかった事例；施設管理として，「物理的構成」と「施設構成情報」については連携［その他］が図られていたとしても，その状況変化を安全設計

分類⑬新しい「設計要件」が追加され，適切に変更に影響を与えていた場合に相当する．ＳＧ伝熱管のされなかった事例（「設計要件」と「物理的構成」

劣化で施栓本数が増えた場合に，伝熱性能が低下しAND/OR「施設構成情報」に齟齬が生じた事例）；バッ

安全設計に影響がないかどうかを確認していないケ

クフィット案件を含めた規制当局の要望は勿論のこースが考えられる．

と，新たな知見が「施設構成情報」や「物理的構成」と齟齬を生じた場合がこのケースになる．

［ミドルアップアンドダウン］
分類⑪「設計要件」と「物理的構成」が「施設構成

ここで，同じ事象を上流からの視点と下流側からの情報」に反映されなかった事例；「設計要件」と「物視点で分析すると対策が変わることを示す．事例と理的構成」を変更させた内容を関連する「施設構成

して，大飯３号機の原子炉容器上蓋の貫通部での損情報」に反映する際に，一部の「施設構成情報」（手傷事例(14)で考えてみる．

順書など）への反映がなされていない場合である．

この事象は，溶接表面にバフ研磨が施工されていな

分類⑧「施設構成情報」が「物理的構成」と「設計かった部分から応力腐食割れ（以下SCCと略す）が発要件」に反映されなかった事例；機器設計の変更に生し，亀裂が貫通した事例である．建設時の購入仕伴い，それに影響を受ける「物理的構成」に反映さ様書（電力事業者要件）ではバフ研磨を指定していれておらず，上位の「設計要件」への影響を確認しなかったものの，溶接部の仕上げについて，バフ研

図２

原子炉容器上部ふた制御棒駆動装置取付管台からの漏洩事例の視点

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161

磨をするように製造図面では指定され，どの箇所をのの，概要・状況・原因・対策で構成されているので，どの作業員が実施したかも製造メーカに記録として少ない情報からでも視点を変えることによって，対策残されていた．何本もの筒状の管台を溶接する作業が異なることを確認できる（気づく）のではないかと

環境は構造上狭隘であり，丸みのある鏡板の貫通部

考え，それを以下の事例で確認する．

であるため狭くなる箇所はさらに作業環境が悪いにもかかわらず，全て適切に施工された．しかし，管

4.1

グランドガルフ発電所の事例の反対側の比較的施工しやすい側の一部にSCC発生

一つ目は，デジタルタービン制御系更新後の初回を防止する程度のバフ研磨がなされずに残され，そ

出力上昇時，65%出力で弁試験中に，制御系更新時のの箇所で亀裂が発生したものである．この事例は，不十分な設計変更による空間ギャップの設計不良で製造メーカ内で考えると，「施設構成情報」である製

速度プローブの3本中2本がタービン軸と接触して過造図面にバフ研磨が指定され，施工記録が残されて

速度トリップを出力して，主タービントリップによいたものの，「物理的構成」としての溶接部表面にバり原子炉自動スクラムした事例(15)を取り上げる．

フ研磨が反映されなかった視点(1)と考えれば，「施原因は，タービン制御ベンダー技術者が，運転中

設構成情報」が「物理的構成」に反映されなかったのタービン軸の動きに関する重要な仮定を文書化ま

事例：分類②と識別できる．一方，電力事業者は，たは検証せずに，新しいタービン回転数監視検出器

当該部（Ni基合金）のSCC防止策として，当該プランと車軸との空間ギャップ設計を確立したことである．

トは使用期間が短いことそしてバフ研磨がされてい是正措置として３項目が実施されている．ⓐメー

ることから，上蓋下部流域の温度低減策を選択し炉カの仕様書の技術的な厳格さと作業リスクを改訂し，

内バイパス流量を変更する改造工事を実施していた．

発生リスクの高い設計変更のリスクパラメータ(設その際の作成された図書（健全性評価書・工事仕様

定値，設定，寸法)を一覧表示する詳細なテーブルの書等）が「施設構成情報」であり，それは「客先要作成を要求する．ⓑ動的および静的挙動を考慮した件(設計要件)」である60年間亀裂が発生しないこと

タービン回転数検出器とタービン車軸との空間ギャを満足できるものであった．しかし，「施設構成情報」

ップを35ミルから50ミルに変更する．なお，元の機の一つである施工記録に基づくバフ研磨が健全性評

器の空間ギャップ設定は47ミル．ⓒ同様の事象を繰価で期待したSCC防止となる程度にはかけられてい返さないために，手順書｢技術的業務のリスクと厳しなかった「物理的構成」の状態が継続していたことさ｣が改訂され，発電リスクの高い技術的変更のためから亀裂が発生した視点(2)と考えれば，60年間亀裂に改訂される発電リスクパラメータ(設定値，設定，が発生しないことととした「設計要件」と「施設構寸法)の詳細な表を作成することを要求する．この表成情報」が「物理的構成」に反映されなかった事例：には，旧パラメータ，新パラメータ，許容範囲の根

分類⑩と識別できる．是正措置として，原因を分類

拠が記載され，独立第三者審査や提案検討会などに②とすると，対策は，図面通りに施工されているこ提示する．

とを製造過程で確認する行為を追加することが考えこの事例では，３要素を以下のように設定すると，られる．一方，原因を分類⑩とすると，対策は，図元の空間ギャップ設計の設定根拠を新しい空間ギャ

面通りに施工されていることを確認すること以外にップ設計に反映していないことにより発生したもの

上蓋の購入仕様書にSCC防止策として適切にバフ研と考えられ，⑥「施設構成情報」が「設計要件」に磨をすることを追記することが考えられる．図２に反映されなかった事例と分類できる．これは，詳細示すように，視点によって原因の分類が異なり，対設計を「設計要件」とした視点(1)である．

策にも変化が出てくる可能性があることが判る．そ 「設計要件」：新しい設計に際して「運転中ののため，分類する際に視点を変えることも大切であ

タービン軸の動きに関する重要な仮定」に基づる．

く空間ギャップ設計
 「施設構成情報」：速度プローブとタービン軸

4.

異なる視点からの分類の空間ギャップ「元の機器の空間ギャップ設定である47ミル」の設定根拠情報

海外OE情報は国内の顛末書のような情報量はないも

 「物理的構成」：速度プローブとタービン軸のINSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-9

空間ギャップ（47ミル）

162

瞬間的なものであったが，交換したカーチスライト（注）施設構成情報から見た視点で設計要件を検討

社製D87タイマのピックアップ時間は，入力と出力のする時点の物理的構成とした

間に約15ミリ秒の遅延があり，設計上の余裕がなった。そのため，BOとSIの同時信号から，またはSI信

別の視点では，３要素を以下のように設定すると，号のみからのリセット時にBOロジックが誤って作動

接触しないような空間ギャップを設計図書（メーカ

してしまうことがあることが判明したものである．

仕様書含む）に反映していないことにより発生した是正措置として２項目が提示されている．ⓐ設計

ものと考えられ，⑦「設計要件」が「物理的構成」

上の脆弱性を解決するために設計変更書が作成され，と「施設構成情報」に反映されなかった事例と分類

リセットリレーの接点をBO回路に追加することで，できる．これは基本設計を「設計要件」とした視点

設計上の余裕を解消し，ピックアップ時間に依存し(2)である．

ないように，停止期間中に2Aと2B DGの負荷シーケン

 「設計要件」：速度プローブがタービン軸と接触サに実装する．ⓑ1号機の1Aと1BのDG負荷シーケンサ

しないこと（リスク） 「施設構成情報」：メーカの仕様書「空間ギャッ
プ35ミル」
 「物理的構成」：速度プローブとタービン軸の空間ギャップ（35ミル）に別の設計変更を実施する予定であるが，それが実施されるまでの間，1Aと1BのDG負荷シーケンサに対して代償措置を実施する．この代償措置は，負荷シーケンサリセット押ボタンを押す代わりに，負荷シーケンサ制御電源ブレーカを開閉するものである．
この事例では，３要素を以下のように設定すると，是正措置で示された３点のうち，ⓑは視点(1)に示同等の設計変更に基づいて交換されたにもかかわらす当該事象の直接的な対策であり，空間ギャップ設

ず，発生したものと考えられ，⑨「物理的構成」が計を「設計要件」とした視点である．一方，ⓒは視「施設構成情報」と「設計要件」に反映されなかっ点(2)に示すリスクを特定し管理するという基本設た事例と分類できる．これは，「物理的構成」とし計を「設計要件」とした視点である．ⓐがそれらをて採用されるSSCが限定された場合に設計まで遡っ合わせた内容を客先要件としたものである．視点をて影響を確認する必要がある視点(1)である．

変えて対策を検討されていることが伺われる事例で

 「設計要件」：設計の脆弱性「設計上の余裕を解ある．

消し，ピックアップ時間に依存」を排除
 「施設構成情報」：設計上の脆弱性を解決するた

4.2

マクガイヤー発電所の事例

めに設計変更書を作成，ピックアップ時間に依存しないようにリセットリレーEBの接点をBO回路

もう一つは，燃料取替停止中，安全系4.16kV母線に追加(2ETB)が外部電源で通電された状態で，Bトレンの安 「物理的構成」： BOロジックの誤作動を誘発さ全機能作動系試験において，2Bディーゼル発電機

せたカーチスライト社のD87タイマ（入出力間の（DG）は安全注入信号(SI)により起動していたが，15ミリ秒遅延でピックアップ時間が長く設計上2ETBには併入していない状態で，2B DG負荷シーケンの余裕がなくなった）

サのリセット中に，ブラックアウト(BO)ロジックが誤って作動した事例(16)を取り上げる．
原因は，DG負荷シーケンサのBO回路に潜在する設図３に視点(1)と合わせ，もう一つの視点(2)を加えて示す．

計上のミスであり，設計上の余裕のない脆弱性であ視点(2)では，３要素を以下のように設定すると，る．寄与要因は，事象発生の前年の燃料取替停止期

設計上の余裕がなく，BOロジックが誤って作動した

間中に，D87タイマを同等性の設計変更に基づいて交ものと考えられ，⑦「設計要件」が「物理的構成」

換したことである．元の部品はカトラーハンマー社と「施設構成情報」に反映されなかった事例と分類

製D87タイマで，交換部品はカーチスライト社製D87

できる．

タイマである．カトラーハンマー社製D87タイマのピ 「設計要件」：BOとSIの同時信号から，またはSI

ックアップ時間は，入力と出力の間に遅延がなく，信号からのリセット時にBOロジックを誤って作INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-9163

視点(1)「設計要件」
設計の脆弱性“ピックアップ
時間に依存”を排除

視点(2)「設計要件」
リセット時にBOロジックを誤って作動させないこと

基本設計

基本設計
視点(2)

視点(2)「施設構成情報」
同等の設計変更と判断した根拠情報

視点(1)「施設構成情報」
ピックアップ時間に依存しない
ようリセットリレーEBの接点を視点(1)BO回路に追加

詳細設計図書

物理的構成
取替後のカーチスライト社のD87タイマの捉え方として、⑦「設計要件」が「物理的構成」と「施設構成情報」に反映されなかった事例

視点(1)ではBOロジックを誤作動させた部品⑨「物理的構成」が「施設構成情報」と「設計要件」に
視点(2)では取替前と異なる点があるが使用できる
反映されなかった事例
入出力間の15ミリ秒遅延でピックアップ
時間が長く設計上の余裕がなくなった

図３

設計上のミスによるブラックアウトロジックの誤作動事例

動させないこと十分なのかという点を評価できる可能性が生まれる．

 「施設構成情報」：同等性の設計変更と判断した

少ない情報の中から少しでも気づきを得るためには，

根拠情報（ピックアップ時間の影響を未評価）

このような視点で海外トラブルの原因分析と是正措

 「物理的構成」：BOロジックの誤作動を誘発させ置を評価し，国内の活動に反映できないかを検討すたカーチスライト社のD87タイマ（ピックアップ

ることは有意義であると考えられる．

時間に依存しないようリセットリレーの接点をBO回路に追加未）6.

まとめ

是正措置では，最初の視点(1)のように，同等性をCMの３要素である「設計要件」の視点を変えるこ確認した交換部品を継続使用するため，恒久対策ととで，３要素の不均衡のあり様が異なり，それによして，ピックアップ時間に依存しないようにリセッ

り海外トラブル情報に記述された是正措置以外にもトリレーの接点をBO回路に追加することを決め，恒対応を浮かび上がらせることも可能であることを示

久対策が完了するまでの間の代替措置として，運用した．少ない情報から気づきを得るための一つの方を変更するとしている．もう一つの視点(2)では，同法として，トラブル分析に際しては，13パターンの等性の設計変更の仕組みの中で，交換部品の入力とCM不備の分類を意識して，視点を変えることにも配出力の間に約15ミリ秒の遅延が存在し，それがBOロ

慮することが望ましい．

ジックに影響を与えることが見逃され，トラブルが発生したことに鑑みて，「同等の設計変更の仕組みの見直し」が対策とされることも考えられる．この引用文献

ことは，タイマという部品の取替に際しての注意点
として入出力に時間差が出る可能性があることに対(1) Jon Sears, “Configuration Management

する確認が必要であることを示唆した事例であり，

Fundamentals”, 29th Annual CMBG conference

設計検証システムの中の注意点とすることも考えら(2022),

れる．

https://www.cmbg.org/conferences/2022.aspx

以上のように，CMの不備について，具体的な３要(2) U.S. Department of Energy, “DOE STANDARD,

素を選定し，視点を変えられるものについては，別Guide for Operational Configurationの分類を試みることで，同じ事象でも，是正措置がManagement Program, Including the AdjunctINSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-9

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Programs of Design Reconstitution andLicensee Event Report 2021-001-00, Clinton

Material Condition and Aging Management,

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御棒駆動装置取付管台からの漏洩について”，

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https://gkjanti.gengikyo.jp/nuciamem/kn/Kn

Management Program, Including the AdjunctTroubleView.do?troubleId=2390

Programs of Design Reconstitution and(15) Entergy Operation, Inc., “Reactor Scram DueMaterial Condition and Aging Management,

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Part Ⅱ”, DOE–STD–1073–93–Pt.2, (1993)

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電機定期試験中における自動停止による運転上の制限の逸脱について”，
http://www.nucia.jp/nucia/kn/KnTroubleView.do?troubleId=13374(13) Exelon Generation, “Core Monitoring System
Software Modeling Error Results in Condition
Prohibited by Technical Specifications”,