EJAM New Technology の実績と状況
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カテゴリ: 第13回
1. 緒言
EJAM New Technology は、主に原子力の導入国向けに我が国の新しい保全技術を記事の形式で読みやすく紹介する目的で、2009 年 5 月の創刊以来 これまで 7 年間、3 か月ごとに平均して 2~3 件の 保全技術記事を発行してきた。本講演では、これ までに対象とした技術の分類整理や、時代背景に 即した範囲拡張等の変遷について述べるとともに、 最近の状況について報告する。
2. 保全技術記事(New Technology, NT)
2.1 保全技術記事(New Technology, NT) とは 保全技術記事(New Technology, 略称 NT)は、保 全のために開発、改良された技術を紹介するもの であり、従来の学術的なジャーナルとは異なる形 式で、設備の信頼性を高め、安全性を確固たるも のにするための技術を世界レベルで状況共有ある いは検討するフォーラムを世界に提供できること を目指したものである[1]。 2.2 NT の対象と保全技術マップ
NT の対象の考え方は次のとおりである。 保全活動は大まかには設備の点検、評価、是正 措置(補修、取替、予防保全)といった分類が可 能であるが、例えば点検といっても、ポンプや弁 などの分解点検もあれば機器を構成する構造材料 の非破壊試験もあり、また評価といっても、状態 監視結果の評価もあれば非破壊試験で検出された 欠陥の破壊力学的評価もあって、その内容は多様 であり広範囲である。 EJAM で扱う NT の対象としては、これら広範囲 の保全活動に関する技術のうち、機器を構成する 構造材料に対する点検(非破壊試験)、評価、補修、 取替、予防保全に関する技術に加え、状態監視に 関する技術及び原因究明のための高度化技術を主 な対象とすることで出発した[2]。 その後、実際に記事の投稿を受け付け、保全技 術委員会で査読を行い、掲載実績を重ねていく中 で、必ずしも機械系の機器(容器、配管、ポンプ、 弁)に対する点検、評価、補修、取替、予防保全 を対象とした記事だけでなく、熱交換器や電気設 備といった対象を扱う記事や、機器の損傷モード や異常状態に着目した記事も現れたこと、さらに 福島第一原子力発電所事故後には、被災プラント の除染等、廃止措置に係る記事も出てくるように なり、それに関連して、遠隔操作ロボット技術、 場の放射線量の評価等、保全技術をサポートする 技術に焦点を当てた場合もカバーする必要が生じ てきた。 このような NT の対象範囲の多様化に対応し読 者の便宜を図るため、保全技術委員会では記事の 対象をカテゴライズした保全技術マップを作成し、 ホームページに投稿規定類のひとつとして公開し、 投稿者に記事の対象カテゴリを選択し、記事の冒 連絡先:堂﨑浩二、〒101-0053 東京都千代田区神田 美土代町 1-1、日本原子力発電株式会社、電話: 03-6371-7991、e-mail:kouji-douzaki@japc.co.jp - 1 - 頭に記載してもらうようにしている[3]。表 1 に保 全技術マップを簡略化して示す。 保全技術マップの縦軸には、大分類として[1]検 査技術、[2]評価技術、[3]是正措置技術、[4]廃止措 置技術の 4 項目を立て、[1]検査技術の中を小項目 として 1.検査、2.状態監視に、[3]是正措置技術の 中を小項目として 4.補修取替、5.予防保全、6.その 他にそれぞれ分類している。 また、保全技術マップの横軸には、A. 構造及び 機器、B. 損傷モードまたは異常状態、C. サポー トシステム(ハードまたはソフト)の区分を設け、 縦横軸の組合せで[1-A]から[7-C]までのカテゴリ に分類している。実際にホームページに掲載され ている保全技術マップでは、縦軸の小項目に例示 を記載していることと、横軸の項目の説明を記載 している点が表 1 の簡略版と異なっている。 Table 1 Maintenance Technology Map (Simplified) A. Structures and B. Degradation Components Mode/Abnormal Condition Mode 2.3 技術開発段階 NT が扱う保全技術には、既に産業界で実用化さ れたものから研究開発段階のものまであることか ら、保全技術マップと同様に読者の便宜のため、 技術開発段階を定義して、ホームページに投稿規 定類のひとつとして公開し、投稿者に記技術開発 段階を選択し、記事の冒頭に記載してもらうこと としている[4]。表2に技術開発段階の定義を示す。 Table 2 Development Phase of Technology フェーズ1は研究開発段階で、有効性や影響を 開発者が確認しているのみで、適用実績はまだな C. Support System (Hardware/Software) [1] Inspection Technology 1. Inspection [1 ? A] [1 ? B] [1 ? C] 2. Condition Monitoring [2 ? A] [2 ? B] [2 ? C] [2] Evaluation Technology 3. Analysis/Evaluation Technology [3 ? A] [3 ? B] [3 ? C] [3] Maintenance Technology 4. Repair/Replacement [4 ? A] [4 ? B] [4 ? C] 5. Improvement [5 ? A] [5 ? B] [5 ? C] 6. Others [6 ? A] [6 ? B] [6 ? C] [4] Decommission Technology 7. Dismantling/ Decontamination [7 ? A] [7 ? B] [7 ? C] 1) Phase 1 : Research and Development Phase Its effectiveness and influence are confirmed in its own institution only; No application yet. 2) Phase 2 : Industrial Confirmation Phase Its effectiveness and influence are confirmed by a third party in industry. 3) Phase 3 : Publicly-accepted Phase Its effectiveness and influence are publicly accepted by standardization or guidelines, or equivalent, or actual application to commercial plant. - 2 - い段階を示す。 フェーズ2は産業界での確認段階であり、有効 性や影響を開発者以外の第三者が確認している段 階を示す。 フェーズ3は実用段階であり、有効性や影響に ついて基準やガイドラインで認められているか、 実機プラントで適用実績がある段階を示す。 3. NT の実績と状況 3.1 NT 実績一覧 2009 年 5 月 25 日の Vol.1 No.1 の NT1 から、2016 年 5 月 25 日の Vol.8 No.1 の NT77 まで、78 件(NT7 で重複あり NT7(2)と採番)全ての記事のタイトル、 著者(NT では多くは機関名だが、個人名の場合 もある) 、保全技術の分類、技術開発段階を一覧 表にしたものを表3(次ページ)に示した。 初期には(Vol.2 No.1 まで)保全技術マップが単 純で、検査技術、評価技術、補修技術、予防保全 技術、その他(例えば環境改善技術)程度の分類 であり、技術開発フェーズの分類もなかったが、 その後の縦横の2軸から成る保全技術マップと技 術開発フェーズの定義に沿った分類を追記した。 3.2 保全技術マップ上での実績整理 表3の NT 記事が保全技術マップ上でどのよう に分布しているかを調べるため、各記事を保全技 術マップ上に当てはめ、各カテゴリの件数を集計 し表 4 に示した。ここで、初期(Vol.2 No.1 まで) の単純なカテゴリ分類の記事については、上述の とおり新しい保全技術マップに即して分類した。 表中、10 件を超えるカテゴリは濃い網掛け、5 件~10 件のカテゴリは中程度の網掛け、1 件~4 件のカテゴリは薄い網掛けで分布の程度を示した。 これによれば、これまでの NT 記事は保全技術 マップのほぼ全域にわたりまんべんなく分布して おり、特に多いカテゴリは[1-A]特定機器を対象と する検査技術、[5-A]特定機器を対象とする予防保 全技術である。 廃止措置技術については、[7-B]特定損傷モード を対象とする廃止措置技術は考えにくいため、ゼ ロでも不自然ではない。[5-C]予防保全技術のサポ ートシステムもゼロであるが、これはカウントの 仕方に依存するかもしれない。 Table 3 Overview of EJAM NT Achievement Vol. Issue No. Title Authors Classification Development Phase 1 1 NT1 Simulation Results and Technique Interpreting for the UT Root Wave Cause Propagation of Unexpected as an Indications Effective Tool for Predicting the Inspection Ichiro Komura, Takashi Furukawa(JAPEIC) I: Inspection (1-C) Phase 2 NT2 Seal Welding of PWSCC at J-Weld of Reactor Vessel Head Penetration Nozzle KEPCO, MHI II: Repair (4-A) Phase 3 NT3 Seal-Welding over Cracks for Preventing SCC Propagation Takashi Ito(HGNE), Tooru Ootubo(Toshiba) II: Repair (4-A) Phase 3 NT4 CRC Preventive Maintenance Technique for Primary Loop Recirculation Piping Toshiba IV: Preventive Maintenance (5-A) Phase 3 NT5 Internal Polishing Preventive Maintenane Technique for Primary Loop Recirculation Piping Toshiba IV: Preventive Maintenance (5-A) Phase 3 NT6 IHSI Preventive Maintenance Technique for Primary Loop Recirculation Piping Toshiba IV: Preventive Maintenance (5-A) Phase 3 2 NT7 Water Jet Peening Technology for Preventing Stress Corrosion Cracking by Using Cavitations HGNE, MHI IV: Preventive Maintenance (5-A) Phase 3 NT7(2) Water Jet Peening as Residual Stress Improvement Method for Alloy 600 PWSCC Mitigation MHI IV: Preventive Maintenance (5-A) Phase 3 NT8 LDT (Laser Desensitization Treatment) Preventive Maintenance Technique for Reactor Internal Piping Toshiba IV: Preventive Maintenance (5-A) Phase 3 NT9 HSW (Heat Sink Welding) Preventive Maintenance Technique for Primary Loop Recirculation Piping Toshiba IV: Preventive Maintenance (5-A) Phase 3 3 NT10 Hydrogen Water Chemistry During Start-Up (HDS) JAPC V: Others (6-B) Phase 3 NT11 Residual Stress Improvement for Nickel Based Alloy PWSCC Mitigation by Ultrasonic Shot Peening MHI IV: Preventive Maintenance (5-A) Phase 3 NT12 Laser Peening Technology for Preventing Stress Corrosion Cracking for BWR reactor internals Toshiba IV: Preventive Maintenance (5-A) Phase 3 NT13 Crack Removing Method for Repair of Reactor Internals HGNE II: Repair (4-C) Phase 3 4 NT14 Mitigation for Flow Accelerated Corrosion by OWC in PWR Secondary Cooling System JAPC V: Others (6-B) Phase 3 NT15 PWR Secondary Water Chemistry Control Using High pH with Ethanolamine KEPCO V: Others (6-B) Phase 3 NT16 Wall thinning inspection technique for large-diameter piping by a partially attached-type guided wave sensor Hitachi, HGNE I: Inspection (1-C) Phase 2 NT17 Application of 3D Ultrasonic Inspection System for pipe wall thinning Toshiba I: Inspection (1-C) Phase 2 NT18 Actual Stress and Thickness Measurement for Steel Pipes Using Electro-magnetic Acoustic Transducer Nichizo Tech Inc., Osaka University II: Repair (2-A) Phase 2 2 1 NT19 INLAY Method Using the Cylindrical Container for Reactor Vessel of PWR KEPCO, MHI II: Repair (4-A) Phase 3 NT20 WearMATE““ Portable Ferrograph Analyzer for Wear Debris Diagnosis TEPCO, TRIBOTEX IV: Preventive Maintenance (2-B) Phase 3 NT21 A New Fiber-optic Multipoint Sensing System for Condition-Based Maintenance Toshiba IV: Preventive Maintenance (2-C) Phase 3 NT22 A Monitoring System for Condition-based Maintenance without Laying New Communication Cables Toshiba I: Inspection (2-C) Phase 3 2 NT23 Ultrasonic integrity assessment for foundation bolts of nuclear power plants Hitachi, HGNE, TEPCO I: Inspection (1-A) Phase 3 NT24 Development welding of the advanced phased array UT technique for accurate sizing of cracks in the nozzle MHI I: Inspection (1-A) Phase 3 NT25 Visualization Inspection Results Method of UT Wave Propagation Phenomena for Assisting the Better Understanding of JAPEIC I: Inspection (1-C) Phase 2 3 NT26 Outer Stress Surface Improvement Irradiated Method Laser Stress Improvement Process (L-SIP) Applied To Pressurizer as Residual MHI, JAPC 5-B Phase 2 NT27 Remotely Operated Inspection Device for BWR Jet Pump Toshiba 1-B Phase 1 NT28 Review on Conservatism of Guideline for Inspection and Evaluation to BWR internals TEPCO, Toshiba, HGNE 3-B Phase 3 4 NT29 Condition-Based Maintenance of Motor-Operated Valves in Nuclear Power Plants Okano Valve, TEPCO 2-A Phase 2 NT30 Replacement Digital Control Operation Systems Schedule Management of Main Control Boards at Ikata Unit 1&2 Using Full Shikoku EPCO 4-A Phase 3 NT31 Current JMTR Status of Technical Development of In-pile Tests for IASCC of Irradiated Stainless Steels in JAPC 3-A Phase 1 NT32 SCC mitigation method by TiO2 technique TEPCO, Toshiba 5-B Phase 2 3 1 NT33 Evaluation of High Flow Rate Condensate Polisher for Next PWR Plants Kyushu EPCO, Organo 5-A Phase 1 NT34 Development Internals of Underwater Remote Microscopic Observation Technique for Nuclear Reactor Core HGNE 1-A Phase 2 NT35 Application of Tungsten Ball Filling Type Radiation Shielding System to the Pressurizer MHI, NUSEC 5-A Phase 2 2 NT36 Transformer Condition Monitoring Diagnostic Technologies to Detect Deterioration and Faults KEPCO, MHI 3 Phase 3 NT37 Strain Rate Evaluation of some Typical Nuclear Power Plant Components during Plant Operation JAPC, TEPSYS 3-A Phase 1 NT38 Confirmation test of IHSI for pipes with crack Takao Sasayama(Toshiba),Satoshi Hongo(IHI) 1-B Phase 3 3 NT39 Metal Surface Stress Improvement by Mechanical Polishing for Preventing Stress Corrosion Cracking HGNE 5-A Phase 3 NT40 Development of UT Sizing Technique of Cracks for Ni Alloy Welding KEPCO, MHI 1-B Phase 2 4 NT41 Simplified Start-up Evaluation Method of Strain Rate Being Generated on Structural Materials during Plant JAPC, TEPSYS 3-A Phase 1 NT42 ECT system for in-vessel components of nuclear reactor HGNE 1-B Phase 2 NT43 Underwater Laser Beam Welding Technology for Reactor Vessel Toshiba 4-A Phase 2 4 1 NT44 Cleaning the secondary side of steam generators of Tomari Power Station Unit 1/2 using ASCA and UEC technology Mashiho EPCO) Suzuki, Eiji Oohashi (Hokkaido 5-A Phase 3 NT45 Development and Actual Application of Remote-type Vacuum Blast Decontamination Device MHI, NUSEC 5-A Phase 3 2 NT46 The Power Application Plant of Signal Analysis to Condition Monitoring and Plant Diagnosis of Commercial Nuclear TEPSYS 2-B Phase 3 NT47 Utilization examples of 3D Laser Scanning Technique MHI, NUSEC 6-A Phase 3 3 NT48 BWR Reload Core Loading Pattern Optimization System FINELOAD-3TM TEPSYS 3-A Phase 3 NT49 Advanced INLAY System for Reactor Vessel of PWR MHI 5-A Phase 3 4 NT50 Development of Smart Array ECT System for the Inspection of Steam Generator tubes KEPCO, NEL 1-A Phase 3 NT51 Pt Deposition Treatment Combined with Chemical Decontamination HGNE, GEH 3-A Phase 1 NT52 Application of eddy current testing for vessel and in-vessel components Toshiba 1-A Phase 3 5 1 NT53 Effectiveness of Oxygen Treatment on FAC Mitigation in PWR Secondary System JAPC 5-B Phase 3 NT54 Pt Deposition Treatment Combined with Chemical Decontamination MHI 1-A, 4-A Phase 3 NT55 Phased Array Ultrasonic Testing for Components with complex surface geometry Toshiba 1-A Phase 3 2 NT56 A New Method of Eddy Current Testing Insensitive to Defect Orientation Toshiba 1-A Phase 1 NT57 Remote Control Monitoring Robot System in Large-Scale Disaster Scenes HGNE 2-B Phase 1 3 NT58 Electro-Magnetic System - Induction Testing for Inspection of Wall Thickness and Inner-surface Defects- “i Eddy” Dainichi Machine & Engineering 1-A Phase 2 NT59 The Advanced lining inspection technology for seawater piping MHI 1-A Phase 1 4 NT60 Development Singular Spectrum of Future Analysis Prediction of Animation by coupling of Principle Component Analysis and Kazuyuki Demachi et al.(The Univ. of Tokyo) 3-A Phase 1 NT61 Validation of Multifrequency Currents for ISI of FBR Tubes and Window-Multifrequency Techniques using Remote Field Eddy Ovidiu Mihalache et al. (JAEA) 1-A, 3-A Phase 1 NT62 Remote Controlled Robot with expandable features MHI 1-A, 4-A, 6-A Phase 1 6 1 NT63 Double-arm Heavy Machinery-type Robot ““ASTACO-SoRa““ HGNE 4-B, 5-B Phase 2 NT64 Quadruped Robot for Nuclear Facilities Toshiba 1-B, 4-B Phase 3 2 NT65 Blockage Monitoring Method of SG Tube Support Plate with Intelligent ECT MHI 1-A Phase 3 3 NT66 Development of the Air dose Rate Evaluation System (ARES) TEPSYS 3-C Phase 3 4 NT67 Development of the electric shock prevention transparent cover for infrared thermography diagnosis JAPC 2-A, 2-B Phase 2 NT68 High-pressure water decontamination apparatus ““Arounder““ HGNE 7-C Phase 2 7 1 NT69 MHI-Teleoperated buildings Robot for decontamination and concrete core sampling in Fukushima daiichi reactor MHI 7-C Phase 2 NT70 Flow-Induced Vibration Suppression of Jet Pump in Boiling Water Reactor Toshiba 5-A Phase 1 2 NT71 Application of TiO2 injection technology for BWR plants to mitigate SCC susceptibility of core internals TEPCO, Toshiba 5-B Phase 3 3 NT72 A New Mechanical Condition-based Maintenance Technology Using Instrumented Indentation Technique Shigetaka Univ.) Okano, Masahito Mochizuki (Osaka 1-A Phase 1 NT73 Survey robots for Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant HGNE 7-C Phase 2 4 NT74 Dry Ice Blast Decontamination to In-service equipment in Japanese PWR Plant MHI 7-A Phase 2 NT75 Effects of interrogation of metallic time diaphragms based on wavelength on sensitivity division characteristics multiplexing of an for optical under-sodium ultrasonic visual sensor inspection and reduction Koichi Saruta et al. (JAEA) 1-A Phase 1 8 1 NT76 Development of Remote Decontamination Building at Fukushima Daiichi NPS Technologies improving Internal Environment of Reactor Toshiba 5-A Phase 3 NT77 Development of the FLEXible radiation DOSE evaluation software (FLEXDOSE) TEPSYS 3-C Phase 2 - 3 - Table 4 Distribution of Articles Issued on Maintenance Technology Map A. Structures and Components B. Degradation C. Support System Mode/Abnormal (Hardware/ Condition Mode Software) [1 ? C] 4 NT1, NT16, NT17, [1] Inspection NT25 Technology 2. Condition Monitoring 2013 年の夏ごろからは(Vol.5 No.2 以降)、福島 第一原子力発電所事故を受けて開発した技術を対 象とする NT 記事が現れ、必ずしも廃止措置技術 という分類だけでなく、特定の異常状態下での状 態監視(遠隔モニタリングロボット技術)や特定 機器を対象とする検査、補修取替その他の技術(遠 隔で障害物撤去や除染を行うロボットの開発)等、 遠隔の除染あるいは多目的の技術を対象とする記 事を 10 件近く発行してきている。 3.3 技術開発段階について 技術開発段階については、全 78 件の NT 記事の 実績は次のように分類される。 フェーズ1(研究開発段階):15 件 フェーズ2(産業界確認段階):21 件 フェーズ3(実用段階):42 件 すなわち、実用段階のものが最も多く半数以上 を占め、残りは産業界での確認段階と研究開発段 階がおよそ同じくらいの割合である。フェーズ3 (実用段階)のものの割合が多い理由は、初期に は既に開発済みの補修・予防保全工法の紹介が多 かったためである。 フェーズ1(研究開発段階)のものの保全技術 マップ上のカテゴリの内訳については、[1-A]6 件、 [1-B]1 件、[2-B]1 件、[3-A]6 件、[4-A]1 件、[5-A]2 件、[6-A]1 件(1 件につき複数のカテゴリ指定も あるため合計が 18 件となっている)であり、特定 機器を対象とした検査技術と評価・解析技術が多 かった。 3.4 現在の状況について 最近の NT 記事発行の状況としては、平均して [1 ? A] 15 [1 ? B] 5 1. Inspection NT23, NT24, NT34, NT50, NT52, NT27, NT38, NT40, NT54, NT55, NT56, NT58, NT59, NT42, NT64 NT61, NT62, NT65, NT72, NT75 [2 ? C] 2 NT21, NT22 [2] Evaluation Technology 3. Analysis/Evaluation Technology [2 ? A] 3 [2 ? B] 4 NT18, NT29, NT67 NT20, NT46, NT57, NT67 [3 ? C] 3 NT36, NT66, NT77 [3] Maintenance Technology [3 ? A] 7 [3 ? B] 1 NT31, NT37, NT41, NT48, NT51, NT28 NT60, NT61 [4 ? C] 1 NT13 5. Improvement [4 ? A] 7 [4 ? B] 2 4. Repair/Replacement NT2, NT3, NT19, NT30, NT43, NT63, NT64 NT54, NT62 [5 ? A] 17 [5 ? B] 5 [5 ? C] 0 NT4, NT5, NT6, NT7, NT7(2), NT8, NT26, NT32,NT53, NT9, NT11, NT12, NT33, NT35, NT63, NT71 NT39, NT44, NT45, NT49, NT70, NT76 6. Others [6 ? A] 2 NT47, NT62 [6 ? C] 0 [4] Decommission Technology 7. Dismantling/ Decontamination [6 ? B] 3 NT10, NT14, NT15 [7 ? A] 1 [7 ? B] 0 [7 ? C] 3 NT74 NT68, NT69, NT73 - 4 - ほぼ毎回 2 件ずつの発行を行っており、非常に活 発というほどではないものの、福島第一原子力発 電所事故後 5 年が経過し、再稼働した既設プラン トが極めて少数である原子力産業界の現状を考え ると、相当に安定した活動状況にあるといえる。 記事の対象は、事故関連の遠隔除染等の技術が 多くなっているが、検査、評価、補修、予防保全 等多岐に亘っており、多様な保全技術マップを網 羅した記事の発行活動を何とか維持している。 4.結言 EJAM 保全技術記事(NT)は、2009 年 5 月の創 刊以来、2016 年 5 月現在で 78 件の NT 記事を発 行してきている。その対象技術は多様な保全技術 マップを網羅し、種々の技術開発段階に亘ってい る。 保全関係者の積極的な参加・活用が行われ、保 全技術記事の所期の目的達成につながるよう、今 後も保全技術記事のねらいを維持しながら継続し て運営を工夫していく。保全技術記事を通じた活 発な情報・意見の交換に期待する。 謝辞 本報は、EJAM 保全技術委員会において NT 記事 原稿案を査読し、掲載してきた実績を著者らがま とめたものである。同委員会の委員各位のご指導、 ご助言に感謝する。特に EJAM NT の立ち上げ以 来、委員として参加された安藤博氏には毎回丁寧 な査読をして頂き、多大なご貢献に感謝している。 また毎回の発行作業やアクセス状況の把握等に ついては保全学会事務局の労に拠るところである。 参考文献 [1] 宮,坂下,EJAM の紹介,保全学 vol.8, No.2 (2009) [2] 堂﨑, 保全技術記事とそのねらい,第 6 回学術 講演会, 2009 年 7 月 [3] http://www.jsm.or.jp/ejam/Library/ contributors/at1_NTmap.html [4] http://www.jsm.or.jp/ejam/Library/ contributors/at2_DevLevel.html“ “EJAM New Technology の実績と状況 “ “堂﨑 浩二,Koji DOZAKI,村井 荘太郎,Sotaro MURAI,野本 敏治,Toshiharu NOMOTO
EJAM New Technology は、主に原子力の導入国向けに我が国の新しい保全技術を記事の形式で読みやすく紹介する目的で、2009 年 5 月の創刊以来 これまで 7 年間、3 か月ごとに平均して 2~3 件の 保全技術記事を発行してきた。本講演では、これ までに対象とした技術の分類整理や、時代背景に 即した範囲拡張等の変遷について述べるとともに、 最近の状況について報告する。
2. 保全技術記事(New Technology, NT)
2.1 保全技術記事(New Technology, NT) とは 保全技術記事(New Technology, 略称 NT)は、保 全のために開発、改良された技術を紹介するもの であり、従来の学術的なジャーナルとは異なる形 式で、設備の信頼性を高め、安全性を確固たるも のにするための技術を世界レベルで状況共有ある いは検討するフォーラムを世界に提供できること を目指したものである[1]。 2.2 NT の対象と保全技術マップ
NT の対象の考え方は次のとおりである。 保全活動は大まかには設備の点検、評価、是正 措置(補修、取替、予防保全)といった分類が可 能であるが、例えば点検といっても、ポンプや弁 などの分解点検もあれば機器を構成する構造材料 の非破壊試験もあり、また評価といっても、状態 監視結果の評価もあれば非破壊試験で検出された 欠陥の破壊力学的評価もあって、その内容は多様 であり広範囲である。 EJAM で扱う NT の対象としては、これら広範囲 の保全活動に関する技術のうち、機器を構成する 構造材料に対する点検(非破壊試験)、評価、補修、 取替、予防保全に関する技術に加え、状態監視に 関する技術及び原因究明のための高度化技術を主 な対象とすることで出発した[2]。 その後、実際に記事の投稿を受け付け、保全技 術委員会で査読を行い、掲載実績を重ねていく中 で、必ずしも機械系の機器(容器、配管、ポンプ、 弁)に対する点検、評価、補修、取替、予防保全 を対象とした記事だけでなく、熱交換器や電気設 備といった対象を扱う記事や、機器の損傷モード や異常状態に着目した記事も現れたこと、さらに 福島第一原子力発電所事故後には、被災プラント の除染等、廃止措置に係る記事も出てくるように なり、それに関連して、遠隔操作ロボット技術、 場の放射線量の評価等、保全技術をサポートする 技術に焦点を当てた場合もカバーする必要が生じ てきた。 このような NT の対象範囲の多様化に対応し読 者の便宜を図るため、保全技術委員会では記事の 対象をカテゴライズした保全技術マップを作成し、 ホームページに投稿規定類のひとつとして公開し、 投稿者に記事の対象カテゴリを選択し、記事の冒 連絡先:堂﨑浩二、〒101-0053 東京都千代田区神田 美土代町 1-1、日本原子力発電株式会社、電話: 03-6371-7991、e-mail:kouji-douzaki@japc.co.jp - 1 - 頭に記載してもらうようにしている[3]。表 1 に保 全技術マップを簡略化して示す。 保全技術マップの縦軸には、大分類として[1]検 査技術、[2]評価技術、[3]是正措置技術、[4]廃止措 置技術の 4 項目を立て、[1]検査技術の中を小項目 として 1.検査、2.状態監視に、[3]是正措置技術の 中を小項目として 4.補修取替、5.予防保全、6.その 他にそれぞれ分類している。 また、保全技術マップの横軸には、A. 構造及び 機器、B. 損傷モードまたは異常状態、C. サポー トシステム(ハードまたはソフト)の区分を設け、 縦横軸の組合せで[1-A]から[7-C]までのカテゴリ に分類している。実際にホームページに掲載され ている保全技術マップでは、縦軸の小項目に例示 を記載していることと、横軸の項目の説明を記載 している点が表 1 の簡略版と異なっている。 Table 1 Maintenance Technology Map (Simplified) A. Structures and B. Degradation Components Mode/Abnormal Condition Mode 2.3 技術開発段階 NT が扱う保全技術には、既に産業界で実用化さ れたものから研究開発段階のものまであることか ら、保全技術マップと同様に読者の便宜のため、 技術開発段階を定義して、ホームページに投稿規 定類のひとつとして公開し、投稿者に記技術開発 段階を選択し、記事の冒頭に記載してもらうこと としている[4]。表2に技術開発段階の定義を示す。 Table 2 Development Phase of Technology フェーズ1は研究開発段階で、有効性や影響を 開発者が確認しているのみで、適用実績はまだな C. Support System (Hardware/Software) [1] Inspection Technology 1. Inspection [1 ? A] [1 ? B] [1 ? C] 2. Condition Monitoring [2 ? A] [2 ? B] [2 ? C] [2] Evaluation Technology 3. Analysis/Evaluation Technology [3 ? A] [3 ? B] [3 ? C] [3] Maintenance Technology 4. Repair/Replacement [4 ? A] [4 ? B] [4 ? C] 5. Improvement [5 ? A] [5 ? B] [5 ? C] 6. Others [6 ? A] [6 ? B] [6 ? C] [4] Decommission Technology 7. Dismantling/ Decontamination [7 ? A] [7 ? B] [7 ? C] 1) Phase 1 : Research and Development Phase Its effectiveness and influence are confirmed in its own institution only; No application yet. 2) Phase 2 : Industrial Confirmation Phase Its effectiveness and influence are confirmed by a third party in industry. 3) Phase 3 : Publicly-accepted Phase Its effectiveness and influence are publicly accepted by standardization or guidelines, or equivalent, or actual application to commercial plant. - 2 - い段階を示す。 フェーズ2は産業界での確認段階であり、有効 性や影響を開発者以外の第三者が確認している段 階を示す。 フェーズ3は実用段階であり、有効性や影響に ついて基準やガイドラインで認められているか、 実機プラントで適用実績がある段階を示す。 3. NT の実績と状況 3.1 NT 実績一覧 2009 年 5 月 25 日の Vol.1 No.1 の NT1 から、2016 年 5 月 25 日の Vol.8 No.1 の NT77 まで、78 件(NT7 で重複あり NT7(2)と採番)全ての記事のタイトル、 著者(NT では多くは機関名だが、個人名の場合 もある) 、保全技術の分類、技術開発段階を一覧 表にしたものを表3(次ページ)に示した。 初期には(Vol.2 No.1 まで)保全技術マップが単 純で、検査技術、評価技術、補修技術、予防保全 技術、その他(例えば環境改善技術)程度の分類 であり、技術開発フェーズの分類もなかったが、 その後の縦横の2軸から成る保全技術マップと技 術開発フェーズの定義に沿った分類を追記した。 3.2 保全技術マップ上での実績整理 表3の NT 記事が保全技術マップ上でどのよう に分布しているかを調べるため、各記事を保全技 術マップ上に当てはめ、各カテゴリの件数を集計 し表 4 に示した。ここで、初期(Vol.2 No.1 まで) の単純なカテゴリ分類の記事については、上述の とおり新しい保全技術マップに即して分類した。 表中、10 件を超えるカテゴリは濃い網掛け、5 件~10 件のカテゴリは中程度の網掛け、1 件~4 件のカテゴリは薄い網掛けで分布の程度を示した。 これによれば、これまでの NT 記事は保全技術 マップのほぼ全域にわたりまんべんなく分布して おり、特に多いカテゴリは[1-A]特定機器を対象と する検査技術、[5-A]特定機器を対象とする予防保 全技術である。 廃止措置技術については、[7-B]特定損傷モード を対象とする廃止措置技術は考えにくいため、ゼ ロでも不自然ではない。[5-C]予防保全技術のサポ ートシステムもゼロであるが、これはカウントの 仕方に依存するかもしれない。 Table 3 Overview of EJAM NT Achievement Vol. Issue No. Title Authors Classification Development Phase 1 1 NT1 Simulation Results and Technique Interpreting for the UT Root Wave Cause Propagation of Unexpected as an Indications Effective Tool for Predicting the Inspection Ichiro Komura, Takashi Furukawa(JAPEIC) I: Inspection (1-C) Phase 2 NT2 Seal Welding of PWSCC at J-Weld of Reactor Vessel Head Penetration Nozzle KEPCO, MHI II: Repair (4-A) Phase 3 NT3 Seal-Welding over Cracks for Preventing SCC Propagation Takashi Ito(HGNE), Tooru Ootubo(Toshiba) II: Repair (4-A) Phase 3 NT4 CRC Preventive Maintenance Technique for Primary Loop Recirculation Piping Toshiba IV: Preventive Maintenance (5-A) Phase 3 NT5 Internal Polishing Preventive Maintenane Technique for Primary Loop Recirculation Piping Toshiba IV: Preventive Maintenance (5-A) Phase 3 NT6 IHSI Preventive Maintenance Technique for Primary Loop Recirculation Piping Toshiba IV: Preventive Maintenance (5-A) Phase 3 2 NT7 Water Jet Peening Technology for Preventing Stress Corrosion Cracking by Using Cavitations HGNE, MHI IV: Preventive Maintenance (5-A) Phase 3 NT7(2) Water Jet Peening as Residual Stress Improvement Method for Alloy 600 PWSCC Mitigation MHI IV: Preventive Maintenance (5-A) Phase 3 NT8 LDT (Laser Desensitization Treatment) Preventive Maintenance Technique for Reactor Internal Piping Toshiba IV: Preventive Maintenance (5-A) Phase 3 NT9 HSW (Heat Sink Welding) Preventive Maintenance Technique for Primary Loop Recirculation Piping Toshiba IV: Preventive Maintenance (5-A) Phase 3 3 NT10 Hydrogen Water Chemistry During Start-Up (HDS) JAPC V: Others (6-B) Phase 3 NT11 Residual Stress Improvement for Nickel Based Alloy PWSCC Mitigation by Ultrasonic Shot Peening MHI IV: Preventive Maintenance (5-A) Phase 3 NT12 Laser Peening Technology for Preventing Stress Corrosion Cracking for BWR reactor internals Toshiba IV: Preventive Maintenance (5-A) Phase 3 NT13 Crack Removing Method for Repair of Reactor Internals HGNE II: Repair (4-C) Phase 3 4 NT14 Mitigation for Flow Accelerated Corrosion by OWC in PWR Secondary Cooling System JAPC V: Others (6-B) Phase 3 NT15 PWR Secondary Water Chemistry Control Using High pH with Ethanolamine KEPCO V: Others (6-B) Phase 3 NT16 Wall thinning inspection technique for large-diameter piping by a partially attached-type guided wave sensor Hitachi, HGNE I: Inspection (1-C) Phase 2 NT17 Application of 3D Ultrasonic Inspection System for pipe wall thinning Toshiba I: Inspection (1-C) Phase 2 NT18 Actual Stress and Thickness Measurement for Steel Pipes Using Electro-magnetic Acoustic Transducer Nichizo Tech Inc., Osaka University II: Repair (2-A) Phase 2 2 1 NT19 INLAY Method Using the Cylindrical Container for Reactor Vessel of PWR KEPCO, MHI II: Repair (4-A) Phase 3 NT20 WearMATE““ Portable Ferrograph Analyzer for Wear Debris Diagnosis TEPCO, TRIBOTEX IV: Preventive Maintenance (2-B) Phase 3 NT21 A New Fiber-optic Multipoint Sensing System for Condition-Based Maintenance Toshiba IV: Preventive Maintenance (2-C) Phase 3 NT22 A Monitoring System for Condition-based Maintenance without Laying New Communication Cables Toshiba I: Inspection (2-C) Phase 3 2 NT23 Ultrasonic integrity assessment for foundation bolts of nuclear power plants Hitachi, HGNE, TEPCO I: Inspection (1-A) Phase 3 NT24 Development welding of the advanced phased array UT technique for accurate sizing of cracks in the nozzle MHI I: Inspection (1-A) Phase 3 NT25 Visualization Inspection Results Method of UT Wave Propagation Phenomena for Assisting the Better Understanding of JAPEIC I: Inspection (1-C) Phase 2 3 NT26 Outer Stress Surface Improvement Irradiated Method Laser Stress Improvement Process (L-SIP) Applied To Pressurizer as Residual MHI, JAPC 5-B Phase 2 NT27 Remotely Operated Inspection Device for BWR Jet Pump Toshiba 1-B Phase 1 NT28 Review on Conservatism of Guideline for Inspection and Evaluation to BWR internals TEPCO, Toshiba, HGNE 3-B Phase 3 4 NT29 Condition-Based Maintenance of Motor-Operated Valves in Nuclear Power Plants Okano Valve, TEPCO 2-A Phase 2 NT30 Replacement Digital Control Operation Systems Schedule Management of Main Control Boards at Ikata Unit 1&2 Using Full Shikoku EPCO 4-A Phase 3 NT31 Current JMTR Status of Technical Development of In-pile Tests for IASCC of Irradiated Stainless Steels in JAPC 3-A Phase 1 NT32 SCC mitigation method by TiO2 technique TEPCO, Toshiba 5-B Phase 2 3 1 NT33 Evaluation of High Flow Rate Condensate Polisher for Next PWR Plants Kyushu EPCO, Organo 5-A Phase 1 NT34 Development Internals of Underwater Remote Microscopic Observation Technique for Nuclear Reactor Core HGNE 1-A Phase 2 NT35 Application of Tungsten Ball Filling Type Radiation Shielding System to the Pressurizer MHI, NUSEC 5-A Phase 2 2 NT36 Transformer Condition Monitoring Diagnostic Technologies to Detect Deterioration and Faults KEPCO, MHI 3 Phase 3 NT37 Strain Rate Evaluation of some Typical Nuclear Power Plant Components during Plant Operation JAPC, TEPSYS 3-A Phase 1 NT38 Confirmation test of IHSI for pipes with crack Takao Sasayama(Toshiba),Satoshi Hongo(IHI) 1-B Phase 3 3 NT39 Metal Surface Stress Improvement by Mechanical Polishing for Preventing Stress Corrosion Cracking HGNE 5-A Phase 3 NT40 Development of UT Sizing Technique of Cracks for Ni Alloy Welding KEPCO, MHI 1-B Phase 2 4 NT41 Simplified Start-up Evaluation Method of Strain Rate Being Generated on Structural Materials during Plant JAPC, TEPSYS 3-A Phase 1 NT42 ECT system for in-vessel components of nuclear reactor HGNE 1-B Phase 2 NT43 Underwater Laser Beam Welding Technology for Reactor Vessel Toshiba 4-A Phase 2 4 1 NT44 Cleaning the secondary side of steam generators of Tomari Power Station Unit 1/2 using ASCA and UEC technology Mashiho EPCO) Suzuki, Eiji Oohashi (Hokkaido 5-A Phase 3 NT45 Development and Actual Application of Remote-type Vacuum Blast Decontamination Device MHI, NUSEC 5-A Phase 3 2 NT46 The Power Application Plant of Signal Analysis to Condition Monitoring and Plant Diagnosis of Commercial Nuclear TEPSYS 2-B Phase 3 NT47 Utilization examples of 3D Laser Scanning Technique MHI, NUSEC 6-A Phase 3 3 NT48 BWR Reload Core Loading Pattern Optimization System FINELOAD-3TM TEPSYS 3-A Phase 3 NT49 Advanced INLAY System for Reactor Vessel of PWR MHI 5-A Phase 3 4 NT50 Development of Smart Array ECT System for the Inspection of Steam Generator tubes KEPCO, NEL 1-A Phase 3 NT51 Pt Deposition Treatment Combined with Chemical Decontamination HGNE, GEH 3-A Phase 1 NT52 Application of eddy current testing for vessel and in-vessel components Toshiba 1-A Phase 3 5 1 NT53 Effectiveness of Oxygen Treatment on FAC Mitigation in PWR Secondary System JAPC 5-B Phase 3 NT54 Pt Deposition Treatment Combined with Chemical Decontamination MHI 1-A, 4-A Phase 3 NT55 Phased Array Ultrasonic Testing for Components with complex surface geometry Toshiba 1-A Phase 3 2 NT56 A New Method of Eddy Current Testing Insensitive to Defect Orientation Toshiba 1-A Phase 1 NT57 Remote Control Monitoring Robot System in Large-Scale Disaster Scenes HGNE 2-B Phase 1 3 NT58 Electro-Magnetic System - Induction Testing for Inspection of Wall Thickness and Inner-surface Defects- “i Eddy” Dainichi Machine & Engineering 1-A Phase 2 NT59 The Advanced lining inspection technology for seawater piping MHI 1-A Phase 1 4 NT60 Development Singular Spectrum of Future Analysis Prediction of Animation by coupling of Principle Component Analysis and Kazuyuki Demachi et al.(The Univ. of Tokyo) 3-A Phase 1 NT61 Validation of Multifrequency Currents for ISI of FBR Tubes and Window-Multifrequency Techniques using Remote Field Eddy Ovidiu Mihalache et al. (JAEA) 1-A, 3-A Phase 1 NT62 Remote Controlled Robot with expandable features MHI 1-A, 4-A, 6-A Phase 1 6 1 NT63 Double-arm Heavy Machinery-type Robot ““ASTACO-SoRa““ HGNE 4-B, 5-B Phase 2 NT64 Quadruped Robot for Nuclear Facilities Toshiba 1-B, 4-B Phase 3 2 NT65 Blockage Monitoring Method of SG Tube Support Plate with Intelligent ECT MHI 1-A Phase 3 3 NT66 Development of the Air dose Rate Evaluation System (ARES) TEPSYS 3-C Phase 3 4 NT67 Development of the electric shock prevention transparent cover for infrared thermography diagnosis JAPC 2-A, 2-B Phase 2 NT68 High-pressure water decontamination apparatus ““Arounder““ HGNE 7-C Phase 2 7 1 NT69 MHI-Teleoperated buildings Robot for decontamination and concrete core sampling in Fukushima daiichi reactor MHI 7-C Phase 2 NT70 Flow-Induced Vibration Suppression of Jet Pump in Boiling Water Reactor Toshiba 5-A Phase 1 2 NT71 Application of TiO2 injection technology for BWR plants to mitigate SCC susceptibility of core internals TEPCO, Toshiba 5-B Phase 3 3 NT72 A New Mechanical Condition-based Maintenance Technology Using Instrumented Indentation Technique Shigetaka Univ.) Okano, Masahito Mochizuki (Osaka 1-A Phase 1 NT73 Survey robots for Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant HGNE 7-C Phase 2 4 NT74 Dry Ice Blast Decontamination to In-service equipment in Japanese PWR Plant MHI 7-A Phase 2 NT75 Effects of interrogation of metallic time diaphragms based on wavelength on sensitivity division characteristics multiplexing of an for optical under-sodium ultrasonic visual sensor inspection and reduction Koichi Saruta et al. (JAEA) 1-A Phase 1 8 1 NT76 Development of Remote Decontamination Building at Fukushima Daiichi NPS Technologies improving Internal Environment of Reactor Toshiba 5-A Phase 3 NT77 Development of the FLEXible radiation DOSE evaluation software (FLEXDOSE) TEPSYS 3-C Phase 2 - 3 - Table 4 Distribution of Articles Issued on Maintenance Technology Map A. Structures and Components B. Degradation C. Support System Mode/Abnormal (Hardware/ Condition Mode Software) [1 ? C] 4 NT1, NT16, NT17, [1] Inspection NT25 Technology 2. Condition Monitoring 2013 年の夏ごろからは(Vol.5 No.2 以降)、福島 第一原子力発電所事故を受けて開発した技術を対 象とする NT 記事が現れ、必ずしも廃止措置技術 という分類だけでなく、特定の異常状態下での状 態監視(遠隔モニタリングロボット技術)や特定 機器を対象とする検査、補修取替その他の技術(遠 隔で障害物撤去や除染を行うロボットの開発)等、 遠隔の除染あるいは多目的の技術を対象とする記 事を 10 件近く発行してきている。 3.3 技術開発段階について 技術開発段階については、全 78 件の NT 記事の 実績は次のように分類される。 フェーズ1(研究開発段階):15 件 フェーズ2(産業界確認段階):21 件 フェーズ3(実用段階):42 件 すなわち、実用段階のものが最も多く半数以上 を占め、残りは産業界での確認段階と研究開発段 階がおよそ同じくらいの割合である。フェーズ3 (実用段階)のものの割合が多い理由は、初期に は既に開発済みの補修・予防保全工法の紹介が多 かったためである。 フェーズ1(研究開発段階)のものの保全技術 マップ上のカテゴリの内訳については、[1-A]6 件、 [1-B]1 件、[2-B]1 件、[3-A]6 件、[4-A]1 件、[5-A]2 件、[6-A]1 件(1 件につき複数のカテゴリ指定も あるため合計が 18 件となっている)であり、特定 機器を対象とした検査技術と評価・解析技術が多 かった。 3.4 現在の状況について 最近の NT 記事発行の状況としては、平均して [1 ? A] 15 [1 ? B] 5 1. Inspection NT23, NT24, NT34, NT50, NT52, NT27, NT38, NT40, NT54, NT55, NT56, NT58, NT59, NT42, NT64 NT61, NT62, NT65, NT72, NT75 [2 ? C] 2 NT21, NT22 [2] Evaluation Technology 3. Analysis/Evaluation Technology [2 ? A] 3 [2 ? B] 4 NT18, NT29, NT67 NT20, NT46, NT57, NT67 [3 ? C] 3 NT36, NT66, NT77 [3] Maintenance Technology [3 ? A] 7 [3 ? B] 1 NT31, NT37, NT41, NT48, NT51, NT28 NT60, NT61 [4 ? C] 1 NT13 5. Improvement [4 ? A] 7 [4 ? B] 2 4. Repair/Replacement NT2, NT3, NT19, NT30, NT43, NT63, NT64 NT54, NT62 [5 ? A] 17 [5 ? B] 5 [5 ? C] 0 NT4, NT5, NT6, NT7, NT7(2), NT8, NT26, NT32,NT53, NT9, NT11, NT12, NT33, NT35, NT63, NT71 NT39, NT44, NT45, NT49, NT70, NT76 6. Others [6 ? A] 2 NT47, NT62 [6 ? C] 0 [4] Decommission Technology 7. Dismantling/ Decontamination [6 ? B] 3 NT10, NT14, NT15 [7 ? A] 1 [7 ? B] 0 [7 ? C] 3 NT74 NT68, NT69, NT73 - 4 - ほぼ毎回 2 件ずつの発行を行っており、非常に活 発というほどではないものの、福島第一原子力発 電所事故後 5 年が経過し、再稼働した既設プラン トが極めて少数である原子力産業界の現状を考え ると、相当に安定した活動状況にあるといえる。 記事の対象は、事故関連の遠隔除染等の技術が 多くなっているが、検査、評価、補修、予防保全 等多岐に亘っており、多様な保全技術マップを網 羅した記事の発行活動を何とか維持している。 4.結言 EJAM 保全技術記事(NT)は、2009 年 5 月の創 刊以来、2016 年 5 月現在で 78 件の NT 記事を発 行してきている。その対象技術は多様な保全技術 マップを網羅し、種々の技術開発段階に亘ってい る。 保全関係者の積極的な参加・活用が行われ、保 全技術記事の所期の目的達成につながるよう、今 後も保全技術記事のねらいを維持しながら継続し て運営を工夫していく。保全技術記事を通じた活 発な情報・意見の交換に期待する。 謝辞 本報は、EJAM 保全技術委員会において NT 記事 原稿案を査読し、掲載してきた実績を著者らがま とめたものである。同委員会の委員各位のご指導、 ご助言に感謝する。特に EJAM NT の立ち上げ以 来、委員として参加された安藤博氏には毎回丁寧 な査読をして頂き、多大なご貢献に感謝している。 また毎回の発行作業やアクセス状況の把握等に ついては保全学会事務局の労に拠るところである。 参考文献 [1] 宮,坂下,EJAM の紹介,保全学 vol.8, No.2 (2009) [2] 堂﨑, 保全技術記事とそのねらい,第 6 回学術 講演会, 2009 年 7 月 [3] http://www.jsm.or.jp/ejam/Library/ contributors/at1_NTmap.html [4] http://www.jsm.or.jp/ejam/Library/ contributors/at2_DevLevel.html“ “EJAM New Technology の実績と状況 “ “堂﨑 浩二,Koji DOZAKI,村井 荘太郎,Sotaro MURAI,野本 敏治,Toshiharu NOMOTO