資料
129

アーカンソー原子力発電所燃料取替停止に関する調査および考察
Study of Arkansas Nuclear One-1 13th Refueling Outage
橋場

隆(Takashi Hashiba)*

要約 近年，米国内原子力発電所の運転実績は著しく改善されている．プラント自動停止率はまだ日本に及ばないが急速に低下しており，設備利用率はここ 1，2 年間では日本の実績を上回るまでに向上している．これは運転期間の延長および燃料取替停止期間の短縮が図られた結果である．
しかし，燃料取替停止は日本のプラントにおいては保守の根幹をなす定期検査に相当するものであり，燃料取替停止期間の短縮とプラント信頼性の向上を両立させることは相当に困難なことであったと予想される．
これらが達成された方法，要因を学ぶため，米国原子力規制委員会からその運転実績について全
米トップクラスの評価を受けているアーカンソー第一原子力発電所１号機（ANO-1）を訪問し，その第 13 回燃料取替停止の実施状況について調査を実施した．ANO-1 の成功の主要因は，的確な予防保全プログラムに立脚した実績性能ベース保守およびプラント運転中保守の実施と，各種
オンラインシステムの導入に代表される効率化，無駄の徹底排除の飽くなき追求にある．そしてその背後には近年の発電原価を巡る厳しい競争が横たわっている．
キーワード

工程管理センタ，全体工程会議，実績ベース保守，プラント運転中保守，予防保全プログラム，

予防保全エンジニアリング評価，オンラインシステム，原子力プラント信頼性データシステム，ベンチマー
ク，停止時運転保護計画

Abstract
Recently performance of nuclear power plants in the USA has improved remarkably.
Their average automatic shutdown rate has been sharply dropping, although it is still higher than thatin Japan, and their average capacity factor has become higher than that in Japan in recent years. Oneof the main contributors is an extension of the operational period, and another is a shortening ofrefueling-outage time. It is considerably difficult to have accomplished both the improvement of plantreliability and shortening of refueling-outage time because their refueling outage corresponds to ourperiodical inspection which is central to maintenance activities in Japanese plants.
In order to learn how they have been achieved, a visit to Arkansas Nuclear One -1 (ANO-1) whichobtained the top-class result of SALP(Systematic Assessment of Licensee Performance) performed by
the Nuclear Regulatory Commission was planned and study of their 13th refueling outage was carriedout. Their achievements result from performance-base maintenance and on-line maintenance, basedon a proper preventive maintenance program, and untiring efforts of efficiency improvement,
represented by the introduction of several on-line systems. And the reason behind this is severe
competition concerning power generation cost reduction.
Keywords

outage control center, overall coordinator meeting, performance-base maintenance,on-line maintenance, preventive maintenance program, preventive maintenance engineering evaluation,
on-line system, nuclear plant reliability data system, bench mark, shutdown operations protection plan*（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所
現 関西電力（株）姫路支店 高砂発電所

130

1.まえがき改善点であるものの，少しなりとも原子力発電所の運営にご苦労されておられる方々の参考となれば幸1996 年 9 月 14 日から 10 月 23 日にかけて 39 日間いである．

で実施された米国アーカンソー第一原子力発電所（以下 ANO（Arkansas Nuclear One）と略す）１号
機の，第 13 回燃料取替停止（以下（1R13）の要領
で略す）の実態調査を行った．調査対象に ANO を選定した理由は次のとおりである．

2.アーカンソー原子力発電所の概要
2.1

プラントの概要

ANO はアーカンソー州の西側に位置し，ミシシ（1）ANO は，プラントの運転管理がプラント所

ッピー川の支流であるアーカンソー川のダムによっ有会社であるアーカンソー電力（以下 APLてできた人造湖ダーダネル（Dardanell）湖に面し（Arkansas Power and Light Co.）と略す）から，ている．元々は APL が所有し運転もしていたが，1990 年に運転専門会社であるエンタジーオペレ

1990 年に EOI に運転が引き継がれ現在に至っていーション（以下EOI（Entergy Operation Inc.）と略

る．ANO には２つのプラントがあり，1，２号機のす）に引き継がれた以降，大変優れた運転実績を

主機メーカが全て異なる構成となっている．表 2.1

あげており，近年の米国原子力規制委員会（以下に EOI の運転プラントを，表 2.2 に ANO-1 の主な仕NRC（Nuclear Regulatory commission）と略す）の様を示す．

実 績 評 価 （ Systematic Assessment of Licensee
Performance）でも全米トップクラスの評価を受
けている．

2.2

発電所組織の概要

運転中の ANO の運営は EOI 職員と若干の常駐協（2）EOI は加圧水型原子炉のプラント以外に沸騰

力会社職員によって実施されており，APL の職員

水型原子炉のプラントも運転しており，それは発電所にはいない．図 2.1 に ANO 全体と ANO-1

らから得られた多様な経験を ANO １号機（以の通常組織を示す．EOI はプラントの運転はもとよ

下１号機は ANO-1，２号機は ANO-2 と略す）

り，設計，施工および各種保守作業のほとんど全ての燃料取替停止を通じて得られる可能性があを自社職員によって実施することを目指しており，る．

高度な水準のエンジニアおよび技能者を発電所内に

本報告の後半にこの調査に基づき，日本の原子力確保している．

発電所の運用管理に反映できると考えられるものを発電所運営に関わる事務的業務部門や，プラント幾つかあげた．しかし，燃料取替停止と一言でいっの改造，安全解析および NRC 対応等の技術部門は，ても，実際には各発電所でやり方，考え方が色々異発電所全体の横断的組織であるが，運転・保守の実なるのが米国の原子力発電所である．従って，あく

施 お よ び 管 理 組 織 で あ る Project Outage，

までも ANO との比較において考えられる限られたOperations，Maintenance および System Engineering

表 2.1

EOI 運転プラント

プラント名 炉型炉型出力〔MWe〕
出力〔MWe〕
運転開始日
所有者
所在地〔State〕
プラント名
運転開始日
所有者
所在地〔State〕
Arkansas
Akansas
Power
PWR〔B&W〕 883 1974.12.19
Arkansas〔B&W〕
Arkansas
1974.12.19 and Light Co.
Nuclear One-1 PWRArkansas
Akansas Power
PWR〔CE〕 912 1980.03.26
Arkansas〔CE〕
Arkansas
1980.03.26 and Light Co.
Nuclear One-2 PWR
Mississippi Power Mississippi
Grand Gulf-1 BWR
BWR〔GE〕 1,306 1985.07.01〔GE〕
Mississippi
1985.07.01 and Light Co.
Gulf State
River Bend-1 BWR
BWR〔GE〕 1,001 1986.06.16
Louisiana〔GE〕
Louisiana
1986.06.16 Utilities Co.
Louisiana Power Louisiana
Waterford-3 PWR
PWR〔CE〕 1,153 1985.09.24
Louisiana〔CE〕
1985.09.24 and Light Co.
B&W:Babcock and Wilcox Co. CE:Combustion Engineering, Inc. GE:General Electric Co.

131

表 2.2

ANO プラント仕様のセクションはユニット毎に Plant Manager の下に設置されている．

1 号機
2 号機
炉型
PWR
PWR
電気出力〔MWe〕〔gross/net〕 883/836 897/858
熱出力〔MWt〕
2,568
2,815
装荷ウラン〔tU〕
8273.4
燃料集合体数177
177
燃料取替周期〔ヵ月〕
18
24
ループ数
2
2
冷却材ポンプ数〔/ループ〕
22
炉心出口圧力〔kg/cm2g〕
153.9
157.4
蒸気発生器伝熱管
貴流型 U 字型
蒸気発生器数2
2
蒸気タービンメーカ
WHGE
WH:Westinghouse Electric Corp.
項目

Support
Nuclear
SafetyEOI 職員の総数は約 1,240 名，常駐協力会社職員
は約 160 名である．しかし，常駐協力会社職員のうち約 100 名が警備員，約 30 名が清掃職員や火災監視員であり，運転中作業のほとんどは EOI 職員によって実施されている．ANO の職員数は，設備の改良工事および NRC の規制強化により，1980 年半ばには一時は約 2,300 人にも膨れ上っていた．しかし，その後の職員の離職，解雇等によるダウンサイジン
グにより，職員数は現状でほぼ当時の半分まで減ってきている．

約80名

総務、経理、警備

約70名

ライセンシング
事象分析、品質管理

発電、保修約280名 停止時管理
システムエンジニアリング
Plant(U2) 約280名 発電、保修Manager
停止時管理
システムエンジニアリング
Rad Prot. 約110名 化学
放射線管理
Radwaste
Plant(U1)Manager

Vice
President

GeneralManager

Modifications 約60名
Training&
Emergency
Planning

約70名

訓練、緊急時計画

DesignEngineering

約190名

設計
エンジニアリング

Others

約90名

ヒューマンリソース
その他

1 R1 0

8

主
要
作
業

改
善
事
項

Operations

約80名
5直（50）、その他（30）Plant(U1)Manager
約80名
Maintenance 電気（40）、計装（40）
機械（50）

SystemEngineering

表 2.3

7

約10名
プラントおよびシステムの停止作業の計画・管理

改造工事

図 2.1

116 107 97

Project
Outage709約50名
計算機（20）、BOP（10）NSSS（10）
電気計装（10）
予防保全、状態監視

ANO の通常組織

ANO-1 燃料取替停止実績
1R11

1R12

42

46

1R13
25（計画）

39

・サービス水系配管取替 ・SGECT（抜取）＆・10年のRV-ISI
・高圧給水加熱器取替
・100％SGECT＆
スリーブ＆プラグ（全燃料取出）・100％SGECT＆プラグ
スリープ＆プラグ・SGECT（抜取）＆プラグ 修理＆リロール
・冷却材ポンプ修理＆プラグ修理＆リロール（起動時トラブル）
・停止時リスク管理に ・作業トレン分離導入 ・各直毎に工程更新
・主要作業のビデオモニタ
・炉内シャフリング
SOPP導入（ORAMも更新）
・オンラインメインテ
・SOPP管理にORAMソフ・主蒸気安全弁試験を運転・請負作業直営化プログラ ナンス
ト導入
中（停止前日）に実施
ム（SGノズル蓋等）
導入 ・マストシッピング
・被曝伝送システム導入 ・各直毎ミーティング実施 ・ブラックアウトDG設置
・R/V,S/G関係作業に一括契約方式導入
所要時間
（日）

132

2.3

大規模な特別工事として高圧給水加熱器取替が計画

ANO-1 の最近の実績

されている．表 2.3 に示すように，それまでのAPL が運転を担当していた時代における ANO-1

ANO-1 の最短記録は 1R11 の 42 日である．1R11 との燃料取替停止の実績は，所要期間が 100 日前後と今回の 1R13 の間で所要期間に関係する最も大きな決して優れたものではなかった．しかし，EOI に運相違は，第５章で後述するプラント運転中保守の実転を引継いだ 1R10 以降急速に改善され，表 2.3 に施の有無にある．

示すように，1993 年の 1R11 では所要期間で 42 日

実績工程は，9 月 12 日に２台の原子炉冷却材ポンとなり，10 年毎の原子炉容器供用期間中検査を実プ停止によってプラント自動停止が発生し開始日が施した 1R12 でも 46 日，今回の 1R13 では所要期間

9 月 14 日（土）に繰り上げられたこと，損傷燃料集で 39 日の記録を達成している．

合体の発見による修理（Reconstitution:4 体，

表 2.3 の改善事項欄からわかるように，この過程

Recaging:２体），原子炉冷却系統昇温開始前の主蒸において，設備に対して特別の対策は実施されては

気大気放出弁トラブルおよび原子炉冷却系統昇温中

いない．改善事項の多くは作業方法や運用方法の改の格納容器内でのボヤ発生によって遅延し，最終的

良および工夫に関するものである．前回の燃料取替に発電を再開したのは開始から 39 日目の 10 月 23 日

停止で得られた教訓に基づく改良および工夫を着実（水）であった．

に次回燃料取替停止に反映すること並びに職員の意
識改革によって，この改善が成し遂げられている．

3.2

調査の概要

現地訪問調査は９月９日から 10 月 16 日までの 40

3.調査の概要

日間実施した．調査方法は主として関係 EOI 職員に

3.1

第 13 回燃料取替停止の計画と実績

こちらの関心事を質問するインタビュー形式をとった．工程が予想外に遅延したことから発電再開まで

1R13 の計画工程を図 3.1 に示す．所要期間は1996 年 9 月 17 日から 10 月 12 日までの 25 日間で，

17

18
0

19
1

20
2

21
3

22
4

の調査は実施できなかったが，主要事項の調査には十分な期間であった．

1996
9月
10月
23 24 25 26 27 28 29 30 1
2
3
4
5
6
7
8
9 10 11 125678
9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25◆ 主発電機しゃ断器開放
解列−低温停止
格納容器立入準備
RCS放射能低減−早期濃縮、H2O2添加
原子炉容器開放準備および開放
タービン発電機プロジェクト
RCS水抜き／ノズル蓋取付
高圧給水加熱器取替
蒸気発生器細管ECTRCS水位＜375'（＃1インベントリ減少）
燃料取扱準備
サービス水系、余熱除去系隔離、保修
炉心燃料入替原子炉容器組立
RCS水位＜375'（＃2インベントリ減少）
安全防護系試験（ESAS）
RCS水張ベンティング
給水クリーンアップ
RCS昇温準備および昇温
高温停止試験
臨界および路物理試験
タービン回転上昇
主発電機しゃ断器投入、並列

図 3.1

第 13 回燃料取替停止計画工程

◆

133

Plant
Manager
Outage Manager
2名（D:1,N:1）

工程管理センタ
Outage Support

Rx Bldg Coordinators
3名（Supv.:1,D:1,N:1）

Shift Outage Manager
8名（D:4,N:4）

Scheduling
4名（D:2,N:2）

Asst. Outage Manager
2名（D:1,N:1）
Integrated Contacts（Framatom）

Site Business Services
Design Engineering
Admin. Services

Health Physics Decon

Project Coordinator

Shutdoun Safety Advisors
3名（Supv.:1,D:1,N:1）

LicensingOperations

図 4.1

4.

調査結果

4.1

実施体制

Area Coordinator

Maintenance

Ｄ：昼直
Ｎ：夜直

燃料取替停止中の ANO-1 の作業体制
請負作業量は燃料取替停止毎に削減され（1990
年頃で約２千人／燃料取替停止），1R13 では全作業の 20%程度，約 30 社で 700 人程度まで削減されて

図 4.1 に 1R13 における ANO の実施体制を示す．

いる．主として原子炉，蒸気発生器および蒸気ター

Outage Manager の管理下に入った各組織は運転員

ビン関連作業が請負で実施されているが，これらにも含め 12 時間/直（06:30 〜 18:30，18:30 〜 06:30 がついても徐々に EOI 職員が直接実施する方向への転ベース）の２班２交替勤務体制となる．

換が図られている．

燃料取替停止期間中の一時的な工程管理組織としまた，24 時間作業体制であることから，その活て Outage Control Center（以下「工程管理センタ」

動を支える資材倉庫，資料室および食堂等のサポーと呼ぶ）が設置され，そこで常時４名の Shift

ト施設の運営も 24 時間体制またはそれに準じた体Outage Managers （以下「SOMs」と略す）によっ制がとられる．

て全体工程の調整と管理が実施される．工程管理セ
ンタは直交替毎（06:30 と 18:30）に全体工程会議を開催し，そこで全体状況の関係者への周知，連絡を実施する．SOMs にはプラントの運用に関する十

4.2

工程管理

4.2.1

燃料取替停止計画の策定

分な知識を有しかつ信頼される人物であることが必

燃料取替停止の計画策定は，Project Outage が中要であるため，Senior Reactor Operator（以下 SRO

心となって前回燃料取替停止の終了と同時に開始さと略す）の資格を持つ職員が当てられる．

れる．Project Outage は燃料取替停止のみならず，

コスト削減のため直接的な現場作業を持たない

その他の計画停止および計画外停止，更にはプラン

Design Engineering および Training & Emergency

トの運転中に実施される各種保守作業の計画およびPlanning 等から現業部門へ応援者が派遣される．

スケジューリングに関しても責任を有している．基

また，運転期間延長と燃料取替停止期間短縮による本的メンバーは，工程管理システムを使用して実際雇用機会の減少によって優秀な請負作業員を安定しに工程を組み立てる Outage Coordinators（以下「スて確保することが困難になりつつあることから，

ケジューラー」と呼ぶ）４名と，電気，機械及計装

EOI 翼下の発電所の自社技能者を活用する仕組みが部門からの出身者で主として個別の作業スケジュー

1R12 から運用されており，他発電所から派遣されルについて検討を行う Daily Schedulers（以下「熟た EOI 技能者も関連部門の指揮下に入る．

練スケジューラー」と呼ぶ）３名で構成されている．

134

工 程 管 理 シ ス テ ム に は ｢Primavera Project

工程策定上の基本的方針は次のとおりである．

Planner｣という名の市販の計算機ソフトが使用され（1）予定通り終了することを前提とする．但し，緊る．次期燃料取替停止工程を策定する上でベースと急時計画が必要なものについては準備を行い，なるのは，工程管理システムに保存されている毎燃必要となればその時点で追加する．

料取替停止で実施するアクティビィティを含んだバックボーン工程と，向こう 10 余年間の主要作業予定を定めた長期計画である．バックボーン工程に次期停止で必要な作業を追加することによって次期燃（2）より高い目標に向かって挑戦するものであるが，しかし達成可能なものであること．
（3）各系統の作業可能期間はクリティカル工程の範囲内で最大限とする．

料取替停止工程が作られる．計画策定方針を明確に（4）作業項目は停止作業準備および実施の両方の局するため｢Pre-Outage Milestone Schedule｣と呼ばれ面において必要となる情報や場所に応じてコーる工程策定作業の管理資料が Outage で準備され関係部門に通知される．これには，長期計画に基づく作業項目，燃料取替停止に必要な作業規制要件およびコミットメント並びに管理上必要な事項等が盛りド化する．
（5）マンパワーや資機材なども，その利用可能性をチェックするため工程に含める．
（6）重要な保守後および改造後試験，系統復旧作業

込まれており，関係部門での検討の後順次計画工程なども明確に工程に含める．

に反映される．最終工程（案）は次期燃料取替開始

こうしてでき上がった基本工程をもとにマンパワ

約１ヵ月前頃までに作られ，最後に工程策定に直接ーや資機材を集約し，可能な限り平準化する．作業

関係しない関係者による独立の安全レビューを受け

量の過度の増加防止のため必要と考えられる場合て最終工程が決定される．これらの一連の流れの概は，スケジューラの判断で作業が次回燃料取替停止

要を図 4.2 に示す．

から次々回燃料取替停止へ振り替えられることもある．そして関係者のニーズに合わせて各種出力様式

18ヵ月前

1ヵ月前

の工程表等を作成し，作業関係者等によって再検討

Pre-Outage Milestone（長期計画からの必要事項, 燃料取替に必要な作業, 規制および管理上の必要事項）
前回停止工程のコピー（バックボーン
工程）

各アクティビィティのレビュー＆クリーンアップ
・作業要件（足場等）
・リソース

変更
・燃料取替方法
・特別な試験
・特別なプロジェクト

・前回停止特有のものの削除
・今回の作業の追加（アクセスから）される．これは請負作業者も含めた所外関係者に対しても行われる．最終的な工程に含まれるアクティ

最終
工程

開始

ビィティ数は 3,500 〜 4,000 である．

4.2.2
独目の安全
レビュー

燃料取替停止作業中の工程管理

停止作業期間中の工程管理は，常時 4 人の SOMsが詰めている工程管理センタが中心になって進められる．工程変更等の主要事項も，日本における官庁

図 4.2

燃料取替停止工程策定の流れ

検査のような制約がないため当直の SOMs によって直ちに決定される．

保守作業範囲の検討と工程の検討は同時進行の作

燃料取替停止期間中，各作業担当部門からの報告

業である．作業範囲は作業効率確保の観点から厳しに基づき Project Outage において 1 日に 2 回（1 回／

く制限される．燃料取替停止時に実施される作業は，直）工程が更新される．工程管理システムの更新に

燃料取替に伴う定例作業（Refueling Repetitive

必要なデータは，アクティビィティの開始時刻，終Task），予防保全（Preventive Maintenance），事後了時刻または残り期間若しくは進捗割合である．２

保 全 （ Corrective Maintenance）， 改 造 工 事

班体制（２名/班）のスケジューラーが各部門から（Modifications），定期試験（Surveillance Test）のの報告に基づき実績データを入力（約 100 件／直）五つに分類でき，これらの作業範囲，優先度，準備して工程を更新し，次の項目について追跡，分析を要件および相互の影響，マンパワーや資機材，実施

行う．

条件を考慮して，総合的な工程が策定される．

（1）クリティカルパスおよびサブクリティカルパス

135のアクティビィティ（向こう３日間分の更新工程）

4.2.3

燃料取替停止終了後の活動（2）工程の評価（3）作業中または作業完了／未着手の系統

燃料取替停止終了後，成し遂げられた作業および（4）主要系統の最新作業進捗状況および／または問題点得られた教訓を記録に留め，燃料取替停止での経験を確実に関係者に伝達するため，詳細な燃料取替停（5）主要調整事項および引継要件

止完了報告書が作成される．また得られた教訓は各（6）残作業に対する残りマンパワー（少なくとも部門の熟練者の代表からなる評価チーム（Outage

１回／週）

Scope Assessment Team）によって重要性等の評価

SOMs はこれらの結果に基づき，各直の開始時がなされ，関連部門において反映が検討される．

（06:30 と 18:30）に総勢 40 人前後のコーディネータ
ーが出席する全体工程会議を開催し，関係者に進捗

4.2.4

プラント運転中の日常保守作業

状況等を周知，連絡する．新しい作業が発生した場

4.2.1 項の冒頭に述べたように，サーベランス試合，その作業を優先するかどうかも直ちに当直の験，予防保全および修理等の日常的な保守作業もSOMs によって決定され，必要な場合直ちに現行工Project Outage によって管理されており，運転部門

程への追加を開始し，全体工程会議において周知徹から Project Outage への派遣職員の協力のもとに熟底がなされる．これらの一連の流れの概要を図 4.3

練スケジューラーが中心となってこの業務を遂行しに示す．

ている．図 4.4 に日常保守作業の処理の流れを示す．
保守部門や運転部門から提出される作業依頼は，

6週間前

開始

終了

Refucling Outage
作業の実施

新作業

SIMS（Site Information Management System）と呼ばれるシステムに登録され，運転部門からの派遣職員によって Technical Specification（以下 Tech-Spec

質問・回答
報告
ハンドブックの配布・開始日時
・作業責任者氏名
・残り時間
・コンタクト・終了時間
・目標・目的・主要プロジェクト
・各種要件（Project Outage）

全体工程会議と略す）に対するレビューおよび優先度の選択等が
工程管理
センター

状況報告書
・クリティカルパスとサブクリティカル・全体進捗状況、問題
・開閉システムウインドウ

作業依頼
SIMS
・機器故障 入力 （データベース）
・保修

燃料取替停止中工程管理の流れ

作業計画（Hot Job） ・電気

作業の実施

工程管理センタは，タービン建屋と事務所ビル間

・計装
・機械

熟練スケジューラー（電、計、機1名）
による週間作業予定の作成（木曜日）
・四半期定例作業基本工程に基づく。
・停止対象系統にST、予防保全、改造、保修を組み合わせる。
・PCベースの工程管理システムで計画。

スケジュール更新（Project Outage）（2回／日）

図 4.3

運転からの派遣者
によるレビュー
・T-SPEC・優先度
・必要データ補足

図 4.4

日常保守作業の処理の流れの連絡通路に面したタービン建屋内の一画に設置されていて，連絡通路側は現場を行き来する作業員とーになっている．関係者は工程管理センタと直接コ

予防保全
および修理

ンタクトすることによって，いつでも最新状況が確

故障防止措置 状態監視結果
十分

認でき，必要な資料を入手したり指示を仰いだりす
ることが可能である．工程管理センタ内には，現場の主要作業の実施状況を直接監視する 4 台のモニタ
TV が設置されていて，19 個の現場監視カメラを切

目標達成状況
の監視保守プログラムの修正

り換えてオンラインで格納容器内やタービンデッキ
での作業状況を確認できる．

系統機能の
運転実施

運転

図 4.5

目標の設定と措置計画の定義

不容易にコミニュケーションがとれるようにカウンタ

保守規則（10CFR50.65）

性能基準
と比較
十分
現行保守プロ
グラムは妥当

保守規則による保守プログラムの見直し

136

なされる．続いて保守計画部門にて作業手順等が検切な措置を採ることを要求したものである．冷却材

討され，熟練スケジューラーの調整を経て作業担当

圧力バウンダリの健全性，原子炉停止機能，停止状部門にて実施に移される．調整に当たって熟練スケ

態維持機能および事故緩和機能等に関連する機器等

ジューラーは四半期サイクルで定例作業時期を定めがキー SSC に該当する．

た定例作業基本工程に基づき各種作業の優先順位を調整し，サーベランス試験，予防保全および修理等

4.3.1

予防保全プログラムの実施時期を最終的に設定する．
実績性能ベース保守が的確に機能するには，予防

4.3

保全プログラムの確立と異常兆候を的確に発見でき保守管理る予知技術の保有が必須となる．ANO の予防保全
ANO で実施されているプラント保守管理方法は，プログラムは，プラント機器およびシステムの保守実績性能ベース保守（Performance-Base

作業に必要な手順および準備事項を含む予め計画さ

Maintenance）と呼ぶことができる．即ち，運転状

れた定例タスクからなる．それぞれ個別の頻度を持態を監視すると共に定期的に予防保全作業を行い，つこれらの定例タスクを実施することによって機器異常兆候が発見されれば修理するものである．但し，寿命は延長され，故障可能性は最小にされる．

ここでいう予防保全とは，機器を良好な状態に維持

定例タスクには，定期的な検査，試験，較正，測し修理を要する状態を検知する作業である．分解点定／調整，清掃，サンプリング／分析，給油および検は他に状態を監視する方法がない場合や一部の例

消耗品取替が含められる．また，システムおよび機外機器を除いて原則として定期的に実施されず，異器の故障防止のために実施される計画的保守作業も常兆候が認められた場合に事後保全の一環として実含まれる．定例タスクおよびその頻度は，メーカお施される．

よびオーナーズグループの推奨事項，産業界での経図 4.5 に NRC の保守規則（1996.7.10 発効）に示

験，ANO から NRC へのコミットメント，並びに機された考え方の一部を示す．この図の左上の枠に囲器履歴を評価する予防保全エンジニアリング評価にまれた部分が現在の米国の一般的な保守方法，即ちよって定義される．なお，実施時期は可能な限りプ

実績性能ベース保守を示している．保守規則は現在

ラント運転中とされる．余熱除去ポンプのメーカー

行われている保守の有効性を確認するため，キー推奨事項の一部に関する予防保全エンジニアリング

SSC（Structures,評価の例を図 4.6 に示す．

Systems, or Components）について，所定の機能が十分に発揮できるように維持されているか，その有効性を監視し，もし不十分なら適メーカー推奨ANO の評価結果
定期試験時プラントコンピュータでモニタ不要
軸 受 温 度 1ヵ月されるメーカー推奨は連続運転前提、実際は定期試
軸受および
3 o r 験時とプラント停止時のみ、よって延長可能。
2R
ウェルの6ヵ月 作業には分解点検要、よって油分析プログラ
フラッシュ
ムの結果必要とされた時 CM として実施。
チェック項目 期間

回転部品

1年

不要

定期的な分解検査は故障の可能性を増加させ実質的なメリットなし。振動、軸受温度、ポ2R
ンプ出口圧力、流量監視結果必要と判断された時たとき CM として実施。
2R ：燃料取替停止 2 回毎

図 4.6

不具合予知技術

ANO で取り入れられている不具合予知保全は，

ANO 予防保全プログラム

メカシール 半年 異常があれば定期試験時発見可能

4.3.2

予防保全エンジニアリング評価（例）

電力研究所（以下 EPRI （Electric Power ResearchInstitute）と略す）から出されているプログラムを参考にして進められている．２号機側の組織に所属しているシステムエンジニア部門（両ユニットを所管）が中心となって，例えば，回転機器振動，潤滑油劣化診断，配管振動，ケーブル特性（劣化）診断，
サーモグラフィ等の項目についてデータが収集されている．これらの作業は予防保全作業として定期的に実施される．得られたデータは関係システムエン
ジニア等によってデータベース化され，解析，評価されている．

137

4.3.3

プラント運転中保守れた SIMS と呼ばれる作業依頼等を管理するシステ

NRC の保守規則はもう一方で，"保守プロセス検ムに登録されたデータが使用される．登録されたデ討に当たっては保守に伴うリスクを総合的に考慮すータがシステムエンジニアによって機器毎に追跡，る"ことを要求している．即ち確率論的安全評価の評価され，その結果が機器故障傾向報告書として定考え方に基づき，出力運転中および停止中のリスク

期的にとりまとめられ，関係部門において対策等がを総合的に評価し，保守方法および保守時期等を決検討される．

定することを求めている．

プラントの安全性および信頼性確保に重要な機器

ANO-1 ではこの考え方に基づき NRC の承認の元の故障実績等の収集のため，原子力プラント信頼性に，Tech-Spec に認められた安全系機器の許容停止

データシステム（NPRDS ： Nuclear Plant Riliability

期間を積極的に活用したプラント運転中保守（On-Data System）が原子力発電運転協会（以下 INPO

line Maintenance）が，昨年（1995 年）の春，即ち（Institute of Nuclear Power Operations）と略す）に

1R13 の前の運転サイクルから実施されている．プて構築されており，予め選定された機器が正常に作

ラント運転中保守によって燃料取替停止中の作業量動しなかった時，所定様式に従ってこのシステムに削減を図ると共に，優秀な作業者を一年を通じて有入力される．NPRDS には各種アプリケーションが効活用することによる作業品質の向上と作業量の平用意されており，それらを使用して，自プラントま準化が図られている．非常用ディーゼル発電機につたは同種プラント等で増加傾向にある故障の識別やいても「全停用ディーゼル発電機」と呼ばれる予備

機器信頼性の計算等が実施できる．また，予防保全

発電機を増設した上でプラント運転中保守が実施さプログラムの改良，修理計画の立案，運転継続の正れている．

当性評価および許認可関係作業の支援等に活用する

プラント運転中保守作業は特定系統の一部を供用ことができる．

除外とすることからシステム停止作業と呼ばれてお予防保全作業等によって得られた各種エンジニア

り，4.2.4 項に示した日常保守作業の一環としてリングデータは，当該機器を担当するエンジニアにProject Outage で計画，管理され，定例作業基本工

よってデータベース化され，分析，評価される．

程にとり込まれる．この際，運転中リスクの増加を

ANO 内は，マイクロソフト社の Windows-NT による

最小限にするため，当該機器のサーベランス試験時

ネットワークシステムが構築されており，このネッ期と一致させたり，可能な限り多くの作業を同時にトワークを介してこれらのデータが共有されている．

行うよう調整される．１回のシステム停止期間は，
Tech-Spec で認められたシステム停止許容期間の

4.4.2

所外情報

25%以内で終了することを目標に，長くても 50%以

所外の情報は産業界事象分析（以降 IEA

内に納まるよう計画される．また，不測の事態の発（Industry Events Analysis）と略す）と呼ばれるセ生に備えて予め緊急時計画が作成される．1R13 のクションが中心となって検討，処理している．情報

前の運転サイクルに実施されたシステム停止作業は

入手先は INPO，NRC オーナーズグループ，プラン

約 40 回に及んでいる．これをよって 1R13 の計画日

トベンダーその他の原子力ネットワーク情報等であ数は 1R12 の実績日数 46 日間から 25 日間にまで短

り ， INPO の 場 合 SEE-IN（ Significant Event

縮されている．作業内容が同一でないため単純な比

Evaluation and Information Network）と呼ばれるシ較はできないが，プラント運転中保守が期間短縮のステムから入手される．

主要因の一つである．

EOI の各発電所間はイントラネットで結ばれており，本社および各発電所の各部門の情報を相互に見

4.4

情報処理

4.4.1

所内情報

ることができる．また，NRC および INPO の情報は
毎日 IEA によってダウンロードされており，IEA の発電所内機器の故障傾向の把握には 4.2.4 項で触

ホームページから誰でも最新情報を見ることができ
る．

138

9月現在

また，燃料取替停止実績を相互に交換しあうベンチ

10月

15

マーク情報も，オーナーズグループが中心となって余熱除去

データベース化されており，最新実績が自由に交換

インベントリ制御されている．

電源系制御

23

3

10

反応度制御
格納容器制御4.5

停止時運全管理

計装系
SFP冷却停止中の安全管理の指針として停止時運転保護計

機器冷却水系

画が制定され，実際の運用管理は停止時リスクの評

0

価・管理用ソフトウェアを利用して計算機で実施さ

図 4.7

10

20

25

ORAM-TIP の決定論的評価（例）

れている．

4.5.1

ANO-1 停止時運転保護計画

9月
15

現在

10月
3

23

5

ANO-1 の停止時運転保護計画（以下 SOPP
（Shutdown Operations Protection Plan）と略す）は，
停止中のプラント状態を，燃料位置，燃料取替作業の有無，原子炉冷却系統（以下 RCS（Reactor

炉 1E-8
心損
傷
確率 1E-9

期間平均
6.15E-9

Coolont System）と略す）の状態および RCS 水位の４要素で次の７状態に分類している．
状態１：炉内燃料全取出状態
状態２：炉内燃料有り，燃料取替作業中でない，

1E-10
0

図 4.8

10

20

ORAM-TIP の確率論的評価（例）

原子炉キャビティ満水
状態３：炉内燃料有り，燃料取替作業中，原子炉
キャビティ満水
状態４：炉内燃料有り，RCS 閉止状態，RCS 水位原子炉頂部より上
状態５：炉内燃料有り，RCS 開放状態，RCS 水位原子炉頂部より上
状態６：炉内燃料有り，RCS 閉止状態，RCS 水位原子炉頂部以下
状態７：炉内燃料有り，RCS 開放状態，RCS 水位原子炉頂部以下
この７つの状態のそれぞれに次の 5 つの停止時安
全機能に関する要求事項が定められている．

（Outage Risk Assessment Management - Technology
Integration Package）と呼ばれる停止時リスク評
価・管理用ソフトウェアパッケージが使用される．
このパッケージは EPRI によって開発された MSWINDOWS 環境のツールで，ANO-1 用にカスタマイズされて使用されている．計算に必要なデータは工程管理システムから取り込まれる．
このパッケージによる評価は決定論的手法と確率論的手法の両方で行われる．図 4.7 に決定論的評価に対応する安全機能遵守状況の色別表示を示す．縦軸は５つの安全機能を細分化した８つの安全機能に，横軸は燃料取替停止の暦日または開始日からの余熱除去

延べ日数に対応しており，遵守状況は４つの水準に

インベントリ制御

分類されて識別表示される．この識別表示の背後に電源制御ある情報を画面上で追うことによって，プラント停

反応度制御

止中の状態変化に応じた潜在的リスクおよび可能な格納容器制御措置を確認できる．図 4.8 に確率論的評価に対応す
る炉心損傷確率の推移表示例を示す．

4.5.2

停止時リスク評価・管理用ソフトウェア

実際の安全管理状況の確認は，ORAM-TIP

燃料取替停止開始約１ヶ月前の独立の安全レビュ
ーに続いて，燃料取替停止期間中は停止時リスクア

139

ドバイザーによって連続体制でチェックされ，評価

4.6.2

放射線管理

結果は全体工程会議に報告されると共に，所内のビデオ広報システムを使って表示される．

ANO での放射線管理は全て EOI 職員によって実施される．保護服の着用基準は表面汚染によって決

4.6

その他

められており，表面汚染のない所は放射線管理区域でも通常の作業服で作業が実施できる．マスク着用

4.6.1

１次系主要作業状況の要否は前項で述べたように総合実効線量（Total
Effective Dose Equivalent）を考慮して決定される．

原子炉容器の開放組立作業は４班２直体制で切れ

汚染区域に入る作業員は，管理区域に入る前にグリ

目なく進められる．各班は EOI 職員６名と請負会社ーンと呼ばれる緑色の上下一体の作業衣を事前に着

社員６名の計 12 名の構成で，EOI の作業員はチー

用し，管理区域入室後，入口付近の部屋でグリーンムとしての能力の弾力性の観点から保修の機械，計の上に保護服一式を重ね着した上で汚染区域に入域

装，電気，運転および放射線管理出身のメンバーでする．また，退域の際は汚染区域出口で保護服を脱構成されている．彼らは燃料取替停止開始前にプラぎ捨て管理区域出口へ向かう方式となっている．従ントメーカの訓練施設での訓練も含めて，約３週間って，管理区域外側の更衣施設が不要で，出入管理の集中的な教育および訓練を受けている．

は入口と出口を完全に分離した一方通行方式となっ原子炉容器上蓋の吊上げ・吊下ろしは原子炉キャている．これらの工夫等によって，管理区域入口付

ビティ（ANO ではキャナルと呼ばれる）の水張・近での作業員の行列はほとんど見られなかった．

水抜きと同時に実施するのではなく，RCS 水位が放射線作業を実施するには事前に放射線作業許可

原子炉容器頂部付近にある状態で実施されていた．

（RWP ： Radiological Work Permit）が必要である．

水位変化と連動していないためその間の作業所要時

作業員は，管理区域入口に備えられてある RWP

間は３時間程度と大変短い．また，上部炉心構造物のコピーまたはコンピュータで必要な防護レベルお（ANO ではプレナムと呼ばれる）の吊上げ，吊下ろよび注意事項等を確認した後，管理区域エントリー

しも気中で短期間の内に実施されていた（プレナム

装置にログインした上で入域する．管理区域に入るについては水中作業とする場合もある）．当然，両には被曝管理用の TLD（Thermo-luminescent

作業とも放射線量率が増加するため作業員は最小限

Dosimeter）と EAD（Electronic Alarming Dosimeter）に制限され，作業員も極力直接放射線源に身を曝す

またはポケット線量計（Pocket Ion Chamber）を携ことを避けて作業をしていた．また作業中の防護マ

帯する．

スク着用の要否は単なるガスおよびダストレベルによる一律の管理ではなく，マスク着用有無による所用時間を評価して両者に総被曝線量を比較してより少ない方法が選定される．結果的に原子炉容器開放組立作業においてマスク着用は通常であれば全く不要となっている．
燃料取替（入替）の作業体制は，EOI 社員が４名，請負会社社員が１名の構成となる以外は原子炉容器
開放組立作業と同じである．EOI の SRO 有資格者
がチームリーダで，トラブル時に備えて経験豊富な

高線量区域

請負会社社員が１名含まれている．原子炉容器開放
組立も燃料取替もいずれは EOI 職員だけで実施する

トランスミッター付き線量計ことを目標としている．

図 4.9

被曝線量遠隔表示システム概念図

140

高放射線作業の監視には被曝線量等の遠隔表示シ5.

調査結果の考察

ステム（Remote radiation Tele-Dosimitry Detection）
が使用されている．このシステムは ANO の計算機

ここでは，前章で示した調査結果の背景等を，実支援グループが開発し今回から使用されたものであ際の作業状況の見学および ANO 職員とのインタビ

る．このシステムは伝送器付き線量計を作業員が携ューを通して感じたこと，並びに日本の現状を対比

帯すると共に作業環境に配置して，作業員および作させて補足，整理してみたい．

業環境周辺の線量率，作業員の累積線量，警報設定
値，ステータス（警報以上 or 未満）をオンライン

5.1

格段に少ない作業量で放射線管理室の CRT に表示するものである．こ

5.1.1

作業量の管理の CRT の周辺には工程管理センタに表示されているのと同じ作業状況監視装置の TV モニタが 12 個配

ANO-1 の燃料取替停止で最も印象に残ったことは，置されており，作業状況もオンラインで監視できる．

作業量が非常に少ないということである．ANO でまた，作業者は無線通話ができるヘッドセットを付は作業効率，作業品質の観点から，ある特定現場でけており，累積被曝線量が警報値に達するとシステの作業員数を制限することが大変重視されている．

ムからメッセージが自動的に流れる．図 4.9 にシス

このため作業計画立案段階で，無駄の削減，時期のテムの概念図を示す．

調整，やり方の工夫等によって，効率的に実施できる人数になるまで作業量を減らすことが検討され

4.6.3

燃料，炉心管理る．これは燃料取替停止全体の管理に関しても同様である．全体の進捗状況を確実に把握し，不足の事

ANO-1 は 18 ヵ月の運転許可を取得したプラント

態発生時にもプラントおよび人の安全を損なうことである．炉心は 177 体の燃料で構成されていて，今なく最適な工程をすみやかに検討し決定していくに回停止では 60 体の燃料が取り替えられ，新炉心はは，全体をいつも把握している組織とオンラインで

新燃料： 60 体，１サイクル照射燃料： 60 体，２サの管理を可能とする仕組が必須であるが，まずそのイクル照射燃料： 57 体の構成になる．最近では燃仕組が機能する作業量であることが必要である．こ料の取替は炉心内入替（シャフリング）によって実のため燃料取替停止期間中の作業量は ，工程管理施される．

に関して強力な権限を有する Project Outage で厳し

燃料の点検は前運転サイクル中における異常く調整される．

兆候の有無によって判断され，今回停止では原
子炉冷却材よう素濃度の上昇が確認されていた

5.1.2

実績性能ベース保守

ことから，マストシッピング装置を使って燃料

燃料取替停止中の作業量を合理的に圧縮するに漏洩検査が実施された．その結果２体の燃料集

は，プラントの安全確保，信頼性確保に必要な作業

合体で漏洩燃料棒が確認された．また漏洩燃料以を適切に峻別し，合理的な実施時期を定めた保守プ

外にグリッド損傷燃料が４体確認された．これら合ログラムの存在が不可欠である．ANO の保守プログ

計６体の燃料集合体は使用済燃料ピットで修理されラムのベースとなる考え方は，前章に示した"実績性

最終的に全数再装荷された．

能ベース保守"と"プラント運転中保守"である．

炉物理検査は，米国原子力学会の標準「reload

実績性能ベース保守の対極の保守方法は，異常兆

startup physics tests for pressurized water reactors」

候がなくとも定期的に分解点検を行う保守と位置付に基づき実施されている．実施項目は日本と大差なけることができ，日本ではかなりの機器がプラント

いが最小停止余裕は計算による確認のみであり，零建設以来この方法で点検されている．しかし，この

出力時の検査所用時間は 12 〜 16 時間と半分程度で保守方法には次に示す問題点があり，運転実績の改ある．

善，機器信頼性の向上と共に，徐々により合理的な保守方法への転換が図られるべきものであった．

141（1）分解点検が不要なものまで分解するため定期検率論的安全評価の考え方にある合理精神を受け入れ査に必要以上に大きな影響（費用増，作業量増，られること，またはこの考え方を受け入れるに十分

所要期間増，被曝線量増等）を及ぼす．

な社会的合意があること」という条件を乗り越える（2）作業過程でヒューマンエラーが入り込む機会をことが必要になる．ANO では，執務室や食堂等に作ることになり，当該機器･設備の故障可能性をある一般広報モニタで，燃料取替停止中の炉心損傷増加させる．

確率が，従業員の近況を示す一般情報と同じように（3）機器故障の発生と関係なく分解点検をするため，流されている．発電所内に従業員以外の人がいるこ

満足な機器･設備の故障（信頼性）データが得らとはほとんどないが，彼らは地元住民でもある．彼

れず，機器寿命や故障確率等の評価が困難．こらはモニタの表示結果をその他の放送と同じようにのためデータに基づく保守方法の評価が不十分

平然と受け入れていた．しかし，日本で同じ様な社

なものとなり，保守方法改善のサイクルを回し会的合意が形成されているとはまだまだ言える状況

にくい．

にはない．

（4）規制の一環としてこの保守方法が行われると，
被規制側独自の工夫が入り込む余地がほとんどないため，被規制側に保守方法の改善意欲が生
じにくい．

5.1.4

エンジニアリング

実績性能ベース保守もプラント運転中保守も，プ
ラント機器，設備の状態を的確に把握するのに必要な監視技術の知識や，その結果を評価し適切な処置

第３番目の問題点の影響は深刻である．故障デーを決定する能力等を持つエンジニアによるエンジニ

タは保守方法が適正かを示す最も有効な指標の一つ

アリング評価の上に実施する必要がある．そしてそである．故障データを満足に収集できないことは，のプログラムを維持改善していくにもエンジニアリ

現状の保守方法に対する有効な評価手段を持たない

ング力が必要となる．ANO の場合これらは所内にことに相当する．マクロ的には日本のプラントの信保有されている．

頼性は非常に高い．国際的に十分低い水準にある計エンジニアリングそのものは，それが適切かつタ

画外停止率がそれを証明している．しかし，個々のイムリーにそして低コストで実施される限り，電力機器の保守計画とその結果得られる機器信頼性間の会社自身が実施するか外部委託するかは問題になら関係が明確にわからない状況では，その保守計画をない．しかし，新増設プラントの停滞によるビジネ

合理的に変更するは困難である．このような状況下

スチャンスの減少は委託先である日本のメーカーかで達成されている高信頼性は過剰保守によるものとら，エンジニアをいつまでも社内に保有して体力を考えるのが自然である．

奪いつつあり，これらの前提条件が崩れつつある．

5.1.3

プラント運転中保守

プラント運転中保守は安全性に関わる機器の一部を供用除外とする．安全系機器は多重化されている

5.2

効率的な作業進行

5.2.1

弾力的な作業体制

が，このためにはプラント全体の信頼性が十分な水作業効率改善の基本は無駄の排除と作業方法の工準に維持されていることが必須である．安全性に関夫である．ANO では連続体制を実質的な 24 時間体

わる機器の一部を積極的に供用除外とすることは，制とすると共に，作業そのものの効率化のため様々

日本の場合原子炉施設保安規定で認められていないな努力がなされている．

ため実施できない．しかし，もし可能ならばプラン

勤務時間に注目すると，日本の場合，放射線作業

ト自動停止率が低く，安全系機器が不測の事態で待は法律によって１日 10 時間以内（十時間規制と呼機除外となった実績も大変少ない日本にこそふさわ

ばれる）に制限されている．このため，電力会社のしい保守方法といえる．

連続勤務体制は一般的に，３直／日または１直内のけれどもこれを日本で実施するには，「社会が確

放射線管理区域内労働時間を 10 時間に制限した２

142

直／日体制とされる．この勤務体制では，前者につ

方針に基づいている．燃料取替停止の計画から実施

いては頻繁な業務引継による無駄が，後者について

までほとんどが発電所で決定されるのはいうまでもは自動的に十時間規制による空白時間が生じる．

なく，意思決定と情報伝達の遅れによる無駄を排除

ANO には十時間規制はなく，職員の一日の基本労するため，最も実質的に状況を正しく把握し的確な働時間が 12 時間である２直／日体制をとっている．

決定が行える現場に信頼できる人員を配置し，権限

この勤務時間は仕事の状況に応じて最高４時間までを現場に委譲する施策が積極的に展開されている．

延長できる．しかし，１週間当りの労働時間は 72
時間に制限されており，放射線防護の観点からは日

5.3

情報のオンライン化､共有

本の十時間規制と同等である．従って，ANO の方が放射線防護上の効果を全く損なうことなく，仕事

燃料取替停止中の工程管理は，複雑に絡み合った同の進行状況に応じて弾力的運用ができるものとなっ時進行する多数の作業を，安全を確保しつつ最短工ている．

程で進捗させるために実施される．計画どおり進展

作業体制についても原子炉容器開放組立作業に見している場合，多少の情報遅れは問題とならない．

られるように，作業効率化の観点から組織の枠にとしかし，不測の事態が発生した場合に速やかに判らわれることなく各種技能者によるチーム編成を行断を下すには，正しい情報の早期入手，迅速な影響

う等の種々の工夫が行われている．

評価が不可欠である．燃料取替停止期間の長短を左右する主要因はこの情報伝達と意思決定の速度にあ

5.2.2

スムーズな出入管理るとするのが ANO の考えであり，このため，作業発電所構内には日米とも核物質防護区域および放管理および評価等にコンピュータを使用したオンラ

射線管理区域と呼ばれる立入制限区域がある．日本インの管理システムの導入が促進されている．日本の多くのプラントの場合，作業前後に必ずこの区域においても幾つか同様のシステムが導入されてはいを出入りする設計であるため，始業時や休憩時毎にるが，多くはまだ検討段階であるか試行段階に留ま

これらの区域の出入管理場所で，ゲートの通過待ち，っている．

ロッカーでの放射線防護服への着替待ちの渋滞が発

米国内では発電所の情報の多くは，発電所および生する．しかし，ANO ではそのような光景に全く電力会社を問わず，時にはメーカおよび規制当局を出会わなかった．これは，作業員が出社時点で全員も含めて共有されている．こうした情報および知識

既に核物質防護区域に入る区域設定であること，の共有に，INPO，EPRI 更には原子力エネルギー協

4.6.2 項に示す放射線区域入室上の工夫がしてある

議会（Nuclear Energy Institute） が行っている活動

こと，出社時間を各部門でずらしている（各職員がが大変効果的に利用されている．このような動きか

車通勤であることによる交通渋滞対策の面が強い）

らは，米国の原子力産業界が一体となって，安全こと等が挙げられる．しかし，最も決定的な要因は，性･信頼性の向上それとコスト削減を実現し，厳し

基本的に作業量が少ないことにあると考えられる．

い競争を生き抜こうとする決意が感じとれる．

5.2.3

迅速な意思決定5.4

その他

工程管理および調整は，SRO の資格を持つベテ
ラン４人が詰めている工程管理センターで 24 時間

ANO では作業計画等は基本的に全て現場で決め体制で実施され，不測の事態が発生してもここで迅られる．これは最も問題点を知っているのも，そし速に意思決定が行われる．また，日本のように規制て対策を知っているのも現場の職員であり，最も良当局の立会検査等がないため，検査受検待ちなどはく知っているものが中心になって考え実行しなけれ一切なく，前工程が短縮されれば，直ちに次の作業ばならないという考えが基本になっている．そしてにとりかかられる．このような即応体制は，社是とこれが実際に有効に機能するように積極的に権限がして徹底した権限の現場委譲を行っている EOI の下に降ろされている．

143

実際，現在 ANO が実施している方法の大部分は，過剰保守を解消し定期検査の作業範囲を制限する

発電所の作業者自身によって考えられ実行に移されに当たっては，優秀な技能者を安定して確保できるてきたものである．例えばサポート業務も 24 時間

条件を整備していくことが重要である．日本の場合，体制がとられているが，これらも基本的には職員自

ほとんどの作業は請負会社の技能者によって実施さ身による必要性の認識に基づき実施されているもの

れている．従って優秀な技能者の安定した雇用を考である．また，各発電所の EOI 職員を相互に派遣す慮すると，発電所常駐の請負会社社員で消化でき，る仕組も ANO の下部職員による発案が全社的に展

特別な動員を要しない作業量まで制限することが当開されたものである．

面の目標と考えられる．また，特定地域内での技能

このような活動を可能とする"企業風土"の変革

者需要ピークへの柔軟な対応を可能とするため，発は，ANO の運転を EOI が APL から引き継いだ後に電所間における請負会社社員の相互協力体制を併せ達成されたものである．これを可能とした要因として構築していくことは，優秀な技能者の活用およびて米国内での厳しい発電原価競争，それに伴う合理

情報交換の観点からも有効な対策の一つである．

化､ダウンサイジングによる職員の淘汰がある．引

安全関連機器も含めて短期間で合理的な保守方法

継後，燃料取替停止所用期間は大幅に低下しているへの転換を図るには，直接国に働きかけパイロット

が，この間に設備が大幅に改善されたということはプラントを指定して進める方法も検討に値すると考ない．変わったのは基本的にやり方であり，ここでえられる．原子力を取り巻く社会情勢，法令の制約

実施方法の相違を生む企業風土の変革があったこと等を考慮するとクリアすべきハードルは多いが，一になる．実際，彼等は米国１番を目指しており，自方で発電原価に対するコストダウン圧力を考慮する

分達の成果，進みつつある方向に対する自信が感じと検討に値する方法であると考えられる．

とれた．

6.

まとめ

6.2

作業の効率化作業の効率化といえば，日本では現在の仕事のロボット化，高速設備の導入という方向の検討が多い．

今回の実態調査から受けた印象をもとに今後参考とすべきものを整理してまとめとしたい．

6.1

合理的な保守への転換

ANO と日本の保守を比較すると明確に異なるのは，ANO の場合は運転経験の蓄積と共に保守方法

しかし，基本は作業過程に潜む無駄の排除であり，無駄の多くは，情報伝達，状況把握，意思決定の過程にある．ANO では多くの作業が合理的な考え方のもとに進められている．特に目立つのが，防護服の考え方や原子炉上蓋吊上げ･吊込みなどの放射線作業に関する合理的な考え方である．

改善のサイクルが回り保守の最適化が進行している

情報伝達，状況把握における無駄を省くのに有効のに対し，日本の場合は定期検査において毎回ほぼな手段は，その過程をなくすかまたは最短にするこ

同等の保守が繰り返されていることである．この結とを可能とするオンラインのコンピュータシステム

果は日本のプラントの過剰保守を招き，プラント運の導入である．日本においても定期検査工程の短縮

営に対し大きな影響を及ぼしている．

には工程管理システムを実効のあるものにすると共この相違が生じた原因は，機器の実績性能ベースに，それを取り巻く作業に関連する情報の伝達，処の評価を前提とした予防保全プログラムの有無に遡理のオンライン化を指向していくことが重要である．日本のプラントの過剰保守を解消し，定期検査る．

の合理的管理を可能とするには保守方法の転換が必

意思決定を速やかに行うには，状況を最も速く正要となる．出発点は予防保全プログラム（ここで使しく認識でき適切な対策を考えられる前線責任者へっている"予防保全"は ANO での定義に基づく予防の権限委譲が有効である．このためには，現場に信保全である）の設定である．そしてそれを改善する

頼できる要員を配置する等の体制づくりが必要であサイクルを回すことが重要である．

り，それを支持するトップマネージメントが重要と

144

なる．

6.3

情報交換

ANO-1 での改善は一つは情報交換によって成し遂げられている．彼らは文字通り様々な情報を共有し助努力を促進する規制方法をとっている．燃料取替停止の時期，内容は，供用中試験の頻度や内容ある
いは運転中保守の可否等を規定し NRC の認可を受けた Tech-Spec によってプラント毎に制限される．
しかし，簡単ではないが電力会社の努力によって，短期間で多くのことを学んでおり，INPO 情報等のTech-Spec の内容を個々の電力会社自身が合理的に積極活用によって業界全体のコスト低減を図ってい変更でき，原理的に自助努力が働くようになっている．また，エンジニアリング技術の開発，支援に対る．

する EPRI の活動にも無視できないものがある．日

規制の目的はプラントの安全性，信頼性の確保に本においても米国の INPO および EPRI に相当するある．しかし，それを達成する手段は米国の例で明

原子力情報センターおよび電力中央研究所を有効にらかなように一律のものではない．電力会社の自主活用していくことが一つの方策である．特に，不具性，自助努力が促進される規制こそ，高度な信頼性

合情報および故障情報だけでなく，定期検査工程のを有する日本の原子力発電所にふさわしいといえベンチマーク情報等，エンジニアリングに役立つ技

る．

術，情報等を集約，交換し，業界全体として定期検査の短縮等の課題に取り組むことが求められる．

7.あとがき一方，ANO-1 での改善活動の多くは確率論的安
全評価の考え方に立脚している．合理的保守を指向

現地調査中大変強く印象づけられたのは彼らの徹しようとした場合，確率論的安全評価の考え方は避底したコスト意識である．これは EOI が運転専門会

けて通ることができない．しかし，残念ながらまだ社であることによる点が大きいと思うが，全ての活まだ日本社会にこの考え方を冷静に受け入れる環境

動がコスト競争力確保をキーワードとして展開されが整っているとは考えがたい．コンセンサスの醸成ていると強く感じた．

に向けた戦略的な情報発信が求められる．

6.4

規制との関係

これらの対策を彼らが実施できた背景には，それを実現するのに必要な技術基盤が，スリーマイルア
イランド発電所事故以降の NRC からの様々な要求

上述の対策を実行しようとすると規制との関係がによって，電力業界に既に存在していたということ大きな問題となる．原子力発電所に対する米国と日も見逃せないと思う．NRC の要求は原子力発電所

本の規制を比較すると，放射線被曝線量限度等のよのコスト競争力低下の一因でもあるが，一方でうな絶対的な基準の遵守に関する規制は日米とも変

NRC と電力会社の真剣なやりとりはその結果としわりはないが，プラント運用方法に係わる規制はかて，各種エンジニアリングデータの整備，確率論的なり異なっている．

安全評価技術の蓄積といった成果を原子力発電所に

後者に関して日本の法律は，プラントの安全性･信頼性を維持するため，法令で定められた機器･設残している．そして今はそれを電力会社が活用する時代である．

備について定期的に国の検査を受けることを義務付

ところで，上記のような議論のほとんどが公開さけている．そしてその検査方法も細かく規制当局にれオープンな環境で行われている．このオープンなよって定められている．このことは極論すると特定

議論，情報交換を通して，彼らは電力会社，規制当の機器については，プラントの運転成績の善し悪し，局，ベンダーを問わず広く最新情報，技術を共有し新設･既設に関係なく，毎回全国一律同じ方法で保ている．社会が非常にオープンであること，これが守点検が実施されねばならぬことを意味する．そし最近の実績向上の大きな理由の一つであることは疑て，ここには電力会社の独自の工夫･努力が入り込いのないところであろう．

む余地は少ない．これに対し NRC は電力会社の自