2023年9月6日

標準委員会企画セッション

安全な長期運転にむけた標準化活動
Standardization Activities for Safe Long Term Operation（1）安全な長期運転の体系
Framework of Safe Long Term Operation
関村 直人（東京大学）

内容
1. はじめに• ライフサイクル全体における原子力安全• 安全な長期間運転の視点
2. 問題意識• 学協会活動と学協会規格への期待と課題• 長期運転に関する安全規制の課題
3. 高経年化対策実施基準と保守管理規定の役割
4. 国際的なプラクティスと国際的な知識ベース構築・共有• IAEA（IGALLを含む）• 米国の運転免許更新• その他の事例
5. まとめ22

原子力発電プラントのライフサイクルに渡る安全深層防護の観点から安全のための文化 Culture for Safety
（
政
立地
設 計
製造・建設
試運転
運 転
重策
要、
設計管理 確認された技術
設計の
基準データ
運転組織の責任・職員
な管手 理 通常運転からの安全評価の収集
法 原 逸脱の防止
安全評価手順職業的制
外部要因
設計の一般的基準
や則
限・条件
、
訓練
コ職
ミ
通常運転
運転経験の反映
ュ員
設計上の放射線防護
通常の
の手順
ニの
放射線防護手順
熱除去
ケ疑
運
原子炉冷却系の
運転の工
ー問
転 運
公
学・技術的
シ 、 異常時の制御 衆
健全性
転
支援
設 ・
機 前
ョ厳
保
及
ン格
計 能 の
健
炉
品
プラントの
守
び
緊急時の運転）さ・
全心質
プロセス制御系
建 試 プ
・
環
手順
設計基準事象
試
験
性
の
の
、
ラ
設
境
験
の
の制御
達
ン
放事
の 手
設計基準内での
へ
・
ト
成
の
射故
検
検
事故制御
放射性
放
線影
証 順 の
査
事故管理戦略
の 調
射
物質の
モ響
確
節
線
ニの
閉じ込め構造の防護
事故管理訓練・
緊
閉込め
認
タ
影
手順
急
評
事故進行の制御 響
時 リ価
物理的防護
ン
工学特性による
影響緩和
計 グと
事故管理
画
最終ヒートシンク対策
サイト外の緊急時計画の実効性
緊急時対応

運転停止

停止後

使用済燃料
の貯蔵
廃止措置
運
転
の
品 オ
質 ペ
保 レ
ー
証 シ
・
職 ョ
員 ナ
の ル
・
評 エ
価 ク
、 セ
ピ レ
ア ン
レ ス
ビ
ュ
ー

IAEA INSAG による• 安全のための文化はライフサイクルを通じた全活動に関連している

立地に関連
設計に関連

製造・建設、
運転前試験
運転に関連

運転停止後
に関連

3

安全な長期運転の要素
技術・マネジメント・情報基盤の観点からPlant Life Management- プラントシステムの合理的・経済的な長期運用
Safe Long Term Operation- 安全な長期間運転を確保する規制・規格・品質保証体系
Ageing Management- 広範で複雑な劣化事象の把握と管理＊上記を総合的に扱う我が国の「高経年化対策」に対応した英語はない。

4

原子力発電プラントの長期間安全運転に対し、学協会と学協会規格が果たしてきた役割
 複雑なシステムとしての原子力施設の保守管理・保全、
品質マネジメントシステム、組織文化、継続的な改善とそのための意思決定の在り方 （内外の運転経験ではカバーしきれない）不確実性をマネジメントするための、技術情報基盤と研究開発に関する長期的なプラットフォーム構築
 オブソレッセンス・マネジメントを含む （機器の）健全性評価手法、（材料の）経年劣化評価手法、（非破壊）検査手法の高度化
 これらに基づく、リスク情報の効果的な活用と外的事象の重畳に伴う健全性評価やEQを含む
5

原子力安全規制における境界条件の変化と課題• 新規制基準と適合性審査– バックフィット制度を含む• 検査制度の運用– リスク・インフォームド、パフォーマンスベース– チェックリスト方式ではない– 規制検査（重要度評価、PI-R検査を含む）– 定期事業者検査、使用前事業者検査 CAP、CM• 安全性向上評価届出制度の運用改善（FSAR、PSR他）• 高経年化技術評価・運転期間延長認可制度に代わり、「長期施設管理計画」の認可制度へ– 40年目の特別点検、60年度の追加点検
6高経年化対策の「定義」
高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2008）による• 高経年化対策は、原子力発電所の構築物、系統及び機器に想定される経年劣化事象に対して、長期間の供用を考慮した保守管理に係る活動を行うこと① 運転初期からの経年劣化管理② 10年ごとの経年劣化管理③ 高経年化対策検討（高経年化技術評価、長期保全計画の策定、及び技術開発課題の抽出）④ 長期保全計画に基づく保守管理7

原子力発電所における経年劣化の特徴
経年劣化事象ごとの劣化形態とその時間的変化の特性に応じて保全を行うことが重要

経年劣化の種類と時間的変化の特徴

形状変化

材質変化

その他

運転開始から
比較的早い時期

配管の減肉

－

（計測器の
特性変化）

運転開始から
比較的長い時期

照射誘起
応力腐食割れ（IASCC）

原子炉容器の中性子照射脆化－

運転開始から
長い時期

疲労による割れ

コンクリートの
強度低下

ケーブルの
絶縁低下
8

JEAC4209及びPLM標準に基づいた原子力発電プラントの保守管理【プラント運転期間】
通常保
全（30年目）◆偶発事象に対する保全（振動診断等による状態監視）◆経年劣化事象に対する保全

高技
経 術 着目すべき経年劣化事象に対する保全
年評
化価

運転開始後30年以降の劣化進展傾向監視が必要な事象に対する保全追加すべき保全（長期保全計画）

従前の高経年化技術評価の知
見反映

高
経
年
化
対
策

通
常
保
全

◆偶発事象に対する保全（振動診断等による状態監視）◆経年劣化事象に対する保全
運転初期からの継続的な劣化進展
傾向監視が必要な事象に対する保全着目すべき事象の特徴を的確に捉えた運転開始当初からの劣化傾向監視が必要な事象に対する保全

高技
経術
年 評 着目すべき経年劣化事象に対する保全化価

運転開始後30年目までの保全活動同様、点検実績評価
による傾向監視に基づき適切に、維持・管理追加すべき保全（長期保全計画）
保守管理検討会、高経年化対策検討委員会
合同会議資料より（2007.10.5 電気事業連合会）

99経年劣化事象の抽出とスクリーニング
高経年化対策実施基準（AESJ-SC-P005:2008）による

1. 工業用材料に想定される経年劣化事象を網羅的に調べ、この中で特に原子炉施設が置かれている環境
条件を考慮して想定される経年劣化事象を抽出する。
2. 材料ごとにその置かれる環境条件を考慮し、発生が予測される経年劣化事象を抽出する。

3. 高経年化技術評価に取り込むべき経年劣化事象と対象となる機器と部位のセットを「経年劣化メカニズ
ムまとめ表」として整理する。
10

高経年化技術評価の概略フロー
安全上重要な機器を評価の対象とし、想定される経年劣化事象や部位を抽出

原子力学会標準「経年劣化メカニズムまとめ表」を参照

発生しているか、または発生可能性のある経年劣化
事象のうち、高経年化対策上注目すべきものを抽出

着目すべき重要な
経年劣化事象を抽出

環境条件、使用条件、応力条件等をふまえ、
経年劣化事象の発生・進展に応じ、健全性を評価

60年間の供用を仮定して評価

現状の保全計画の妥当性を評価

必要に応じて追加保全策を長期保守管理方針（長期保全計画）として策定し実施、また技術開発課題を抽出

定期事業者検査等にて確認
11

＜参考資料＞

高経年化技術評価のフロー(1) Establish Implementation Framework for AM Technical Evaluation(2) Extract Class 1, 2 and 3 Components and Structures (CSs)
Select one CS(3) Extract Consumables and Periodic Replacement Articles

Out of Scope of Technical
Evaluation(4) Divide into Composed Parts of CSs by Considering
Necessity for Achievement of its Function
Yes(5) Active Parts

Yes

Appropriate MaintenanceManagement

No(6) Identify Materials used and Operating & Environmental Conditions on a Part to Part Basis(pressure, temperature flow conditions, operating conditions and structures )No

Out of Scope of Technical
Evaluation(7) Select one Part and Extract All Ageing Degradation Phenomena to beoccurred or that could not be negated Possibilities absolutely.
(8) Extract Evaluation Points for One
Ageing Degradation Phenomena(9) Evaluate Occurrence and Progress of the Ageing
Degradation Phenomena on Evaluation Points
No(10) Focused Ageing
DegradationYes(11) Evaluate Integrity Assumed up to 60 Year Operation Period(Structural and Functional Integrity)(12) Appropriate Current Base
MaintenanceNo(13) Establish a Long Term Maintenance Program
Incorporated Additional Maintenance Program
No
No
No

Yes

Continue Current Base
MaintenanceContinue Current Base
Maintenance(17) Evaluate Anti-Seismic Safety and
Tsunami Safety Considering Ageing
DegradationYes(18) Appropriate Current
Facilities(14) Evaluate All Ageing
Degradation Phenomena
Yes(15) Evaluate All Parts of CSs

No

No Measure
Needed(19) Establish a Long Term Maintenance Program
Incorporated Additional Maintenance ProgramYes(16) Evaluate All CSs

Completion

12（これまでの）高経年化技術評価と保守管理の関係性

保守管理は品質マネジメントシステムが適用される

1340年目以降の高経年化技術評価
2回目の高経年化技術評価においては、以下の（品質マネジメンシステムの）観点から、30年目以降の事故トラブル等を広く抽出し、改善を検討する規制
プラクティスが組み込まれていた。
想定される部位や経年劣化事象の抽出に課題がなかったか。
高経年化対策上着目すべき経年劣化事象が適切に抽出されていたか。
機器健全性評価法に課題がなかったか。
現行の保守管理に課題がなかったか。
14

IAEAにおける安全基準の体系
SSR-2/1
Safety of NPPs:
DesignSAFETYREQUIREMENTS

SAFETYGUIDESSAFETYREPORTSSRS 106
Scoping(2022)

SSR-2/2
Safety of NPPs:
Commissioning
and Operation

SSG-48AgeingManagementand LTO

SSG-25
PSR(2013)(2018)

SSG-69EQ (2021)

SRS 82
IGALL, Rev.1(2020)SRS 109
SRS XXX
Regulatory
PSR support
Oversight (2022) for LTO

GSR part 2
Leadership andManagement for
Safety
GSR part 4
Safety assessment for
facilities andactivities

Other important Safety Guides:• GS-G-3.1 Application of Management
System…
• NS-G-2.3 Modifications to NPPs
• NS-G-2.6 Maintenance, Surveillanceand ISI• SSG-13 Chemistry Programme…

Other important guidelines:• Component specific AM guidelines• Programmatic AM guidelines• Guidelines on integrity of RPV &effective life management• Guidelines on PSR, CM, DBDR
Technical Meeting on International Network on Life Management of Nuclear Power Plants, 1-4 November 2022, UJV Rez

15原子炉機器と構造物の経年劣化管理に対する体系的アプローチ
IAEA SSG-48（2018）

Preparing, Coordinating and Improving
Activities for Ageing Management

Correction or
Elimination of
Ageing Effects

Understanding Ageing

Prevention and
Mitigation of Potential
Degradation Mechanisms

効果的な経年劣化管理のための９要素（attributes）を提示

1. Scope of the ageing management programme based on understanding ageing
2. Preventive actions to minimize and control ageing effects
3. Detection of ageing effects
4. Monitoring and trending of ageing effects
Detection, Monitoring and5. Mitigation of ageing effects
Assessment of Ageing Effects
6. Acceptance criteria
7. Corrective actions
8.旧 NS-G-2.12（2008）からの最大のアップデートが、
Operating experience feedback and feedback of research and development results
9.この体系的アプローチ
Quality management
16
16

16

＜参考資料＞

経年劣化管理において共通する弱点
IAEA SRS 62 (2009)より• Insufficient understanding or
predictability of ageing• Lack of data for ageing
management• Inadequate communication andcoordination• Inadequate safety culture• Error induced ageing• Inappropriate use of reactive ageing
management• Insufficient capability for dealing
with unforeseen ageing phenomena

17

PSR：定期安全レビュー
IAEA SSG-25（2013）*、PSR+標準（AESJ-SC-P005:2008）
 PSRにおける14の安全因子は独立ではない

安全因子間の相互関連性マトリックス

 事業者自らが総合的評定を行う意義が大きい

SSG-25 (2013), Table 1より* 現在、SSG-25の改訂作業が進行中

18

＜参考資料＞

PSR（定期安全レビュー）における安全因子の評価
独立ではない14の安全因子の影響度合いの評価法
DEMATEL法*
 影響を及ぼし合う要素間の直接影響と間接影響の和をとる手法。
𝑋 = 𝑥𝑖𝑗 を 𝑗 列から 𝑖 行への要素間影響度を成分に持つ 𝑛 次正方行列とする。𝑋 を正規化した 𝑌 に対し、
𝑌 + 𝑌 2 + 𝑌 3 + ⋯ + 𝑌 𝑝 + ⋯ = 𝑌 𝐼 − 𝑌 −1は直接影響と間接影響を全て足した総合影響行列となる。
 𝑌 𝐼 − 𝑌 −1 の列和は、その列の要素が他の要素に与える最終的な影響度を表す。
* A. Gabus, E. Fontela, World Problems, An Invitation to Further Thought within
The Framework of DEMATEL, Battelle Geneva Research Centre (1972).

19

IAEA SSG-48（2018）とSSG-25（2013）におけるObsolescence

20

Robert Krivanek氏（元IAEA）の東京大学における講義資料（2023年5月15日）より、許可を得て掲載

国際的な知識ベース構築と国際連携の場
IGALL : International Ageing Lessons Learned (SRS 82)• PLM標準（英語版）と米国 GALL（NUREG-1801）が主要インプット: IGALLは、active componentsも含む• Phases 1-4 (2010 – 2019)を経て、現在 Phase 5-6: diverse LWR technologies
PWR, BWR, WWER, CANDU/PHWR
Ageing Management Programmes (AMPs) : proven AMPs and TLAAs
Time Limited Ageing Analysis (TLAAs)
Technological Obsolescence Program (TOP)SSG-48の効果的な経年劣化管理の９要素（attributes）を具体的に提示

1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.

Scope of the ageing management programme based on understanding ageing
Preventive actions to minimize and control ageing effects
Detection of ageing effects
Monitoring and trending of ageing effects
Mitigation of ageing effects
Acceptance criteria
Corrective actions
Operating experience feedback and feedback of research and development results
Quality management
21

＜参考資料＞

国際的な知識ベース構築と国際連携の場
IGALL : International Ageing Lessons Learned (SRS 82)
Steering Committee

IAEA QA
Procedure

1 representative per MS (32)
4 WG leaders + 4 Int. Org = 40

IGALL Safety
ReportEdition 2023

WG1 - Mech.
Components

WG2 – EI&C
components

WG3 - Civil
structures

53 members

47 members

49 members

WG4 –Regulatory
Oversight
24 members

IGALL public web site
http://gnssn.iaea.org/NSNI/PoS/IGALL/SitePages/Home.aspx•

AMP, TLAA, TOP

IGALL restricted web site
https://gnssn.iaea.org/sites/auth/NSNI/ExtPRJ/IGALL/DB/SitePages/Home.aspx•

IGALL AMR master table (including MS contributions)22国内における経年劣化管理に関する
PLM標準に基づいた継続的な改善の流れ
Operators of
NPPs(Each Utility)

Expert Meetingfrom All the
Utilities

Standard
Committee(AESJ)

Regulator(NRA)

保全プログラム

経年劣化
メカニズム
整理表

経年劣化
メカニズム
まとめ表

Endorsement of
the AESJ Codefor Regulatory
Activities

Details of Inspection
and Maintenance Planand Activities

Additional Information
including consumables

Evaluation of
Maintenance
EffectivenessExpert Meeting

Proposal for
Updates

Research for Ageing Management

Subcommittee for
Plant LifeManagement

Participation

Operational
Experience
AMTE Report
Regulatory Review

AMTE : Ageing Management Technical Evaluation （高経年化技術評価）
JANSI : Japan Nuclear Safety Institute,
AESJ : Atomic Energy Society of Japan23

米国の運転免許更新の対象
Existing Regulatory Process

License Renewal

Maintenance Rule
(10 CFR 50.65)

Aging Management(10 CFR 50.54)

Quality Assurance
Program(10 CFR Appendix B
to Part 50)

10 CFR 50.55a
Requirements
Active Components

Ensures that the effects
of aging will beeffectively managed
throughout the periodof extended operation

Passive Components
Codes & Standards
Andrew Prinaris 氏 (NRC) による, U.S. NRC Workshop on LTO Reviews (July 24-28, 2023)

24米国の運転免許更新における審査と検査プロセス

IP 71002: License Renewal Inspection
IP 71003: Post-Approval Site Inspection
for License Renewal
IP 71013: Site Inspection for Plants witha Timely Renewal Application

John Wise (NRC), U.S. NRC Workshop on LTO Reviews (July 24-28, 2023)

25

まとめと今後の課題• 中長期的な観点からの技術情報基盤整備と産官学等ステークホルダの参画• 潜在的事象への具体的な取り組みの在り方• 高経年化対策へのリスク情報を活用（検査制度との関係強化）• 長期間に渡る継続的な安全研究（と人材確保）
26

＜参考資料＞

まとめと今後の課題
DOE LWRS and EPRI LTO Activities

27

27

＜参考資料＞

原子力安全の高度化における知識創造プロセスと高経年化対策の基盤共有された経験則

情報
収集

経
験
則

人的交流
暗黙知

共同化
Socialization

表出化
Externalization

内面化Internalization

統合化
Combination

暗黙知

実施、
実践

見える化、

「知識創造のプロセスは、ふたつの知（形式知、暗黙知）が四つの段階を螺旋状に上って発展をす
る」

形
式
知

研
究
・
開
発
課
題

形式知

規制・規格基準

SECIモデル：野中郁次郎（一橋大学）

四つの段階
共同化
身体・五感を駆使、直接経験を通じた暗黙知の共有、創出
表出化
対話・思慮による概念、デザインの創造（暗黙知の形式知化）
統合化
形式知の組み合わせによる新たな知識の創造（情報の活用）
内面化
形式知を行動・実践のレベルで伝達、新たな暗黙知として理解・学
習研究・開発成果の反映
28

＜参考資料＞

中国における運転期間延長（1/3）

The main points of OLE Technical Policy:

The OLE application should be submitted by the licensee 5 years before the expiryof operating license.

Maximum 20 years extension of operating license.



Review of OLE application will be based on the license basis when approved for
operation plus supplemental safety requirements during operation, such as
supplemental safety requirements after Fukushima accident.



The application should be submitted along with a series of technical demonstration
reports on:Integrated plant assessment (IPA) report with a series of supporting materials such as
AMR reports, TLAA reports, safety assessment reports for SSCs refurbishment, etc..

Addendum of environmental impact assessment report.

Addendum and revised FSAR.
MENG, Fanjiang and DOU, YiKang (SPIC, 2022)29

＜参考資料＞

中国における運転期間延長（2/3）

Qinshan-1, a 320 MWe PWR designedby SNERDI and started operation in
1991, is the first NPP unit in mainlandof China.



The design life of Qinshan-1 is 30
years. Its original operating license
expired in 2021. Activities on Operating
License Extension (OLE) have been
carried out in the past several years.

Qinshan-1

In 2016, China Nuclear Safety
Regulatory, NNSA, issued OLE
Technical Policy, as regulatory
guidance for OLE activities.
Qinshan NPP Base with 9 units,

MENG, Fanjiang and DOU, YiKang (SPIC, 2022)

PWR: 1x320 MWe, 4x650 MWe, 2x1089
MWe, PHWR (CANDU): 2x728 MWe.
Realizing nuclear power heating forresidents nearby by the end of 2021.

30

＜参考資料＞

中国における運転期間延長（3/3）

Establishment of Chinese Generic Ageing Lessons Learnt -CGALL
IGALL

Applicability assessment on use
in China NPPs

GALL

CGALL

Systematic compilation ofplant ageing information

CAP

WWER

CANDU 6

M310…

Materials lab testing
databases of typical SSCs

National regulations、
industry codes、standards
on ageing management
activities

Operating experience
feedback databases oftypical degradation

Good practice andknowledge transfer
31

MENG, Fanjiang and DOU, YiKang (SPIC, 2022)31

＜参考資料＞

SRS 106 (2022)
Ageing Management and Long Term Operationof Nuclear Power Plants:
Data Management, Scope Setting,
Review of Plant Programmes, Documentation• Scope setting– Application of scope setting criteria– Consistency check– Commodity groups• Review of plant programme– Information on each programme (maintenance, etc.)• Documentation of ageing management– Each step of ageing management
Technical Meeting on International Network on Life Management of
Nuclear Power Plants, 1-4 November 2022, UJV Rez

32

＜参考資料＞

SRS 109 (2022)
Regulatory Oversight of Ageing Management and Long Term
Operation Programme of Nuclear Power Plants• Legal framework for AM and LTO• Requirements– On preconditions (safety improvements)– LTO authorization process– FSAR update, configuration management, modifications
for LTO, design basis documentation, record keeping– Plant programmes– AM organization, AMPs, AMR, TLAAs, Obsolescence– PSR• Preparation for LTO authorization– Development of requirements and internal processes

Technical Meeting on International Network on Life Management of
Nuclear Power Plants, 1-4 November 2022, UJV Rez

33