原子力発電所の保全活動における経済性および安全性の定量的評価手法の構築
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カテゴリ: 第1回
1. 緒論
れる。 - 我が国の原子力発電は、世界的に見て信頼 以上の背景のもと、本研究では経済性の向 性の高い運転実績を誇るが、その主な要因の上および安全性の維持を両立可能とするよう 一つとして考えられるのが保全活動である。 な、保全活動の最適条件を定量的に導出可能 特に我が国では、電気事業法に基づき実施さな評価手法を構築することを目的とする。 れる定期検査、またそれと同時に多数の機器 に対して分解点検を実施するなど、安全性の2. 計算モデル 維持および向上に努めている。2-1. プラントのモデル化における仮定 一方、電気事業法の改正による「電力の自 * 本研究において評価の対象となる機器は、 由化」を受けて、他産業に対する価格競争力 確率論的安全評価(PSA)で使用され、かつ国内 の維持および向上のために、経済性の向上を 49 プラントの過去の運転実績から、時間故障 考慮していく必要があると考えられる。この率2[1/h]が算出されている 53 機種[1]とする。 ような状況の中、現在の手厚い保全活動は高ここで時間故障率とは単位時間あたりの故障 い信頼性を実現する一方で、経済的な側面か 発生の期待値のことを示し、以降故障率と呼 ら見ると必ずしも最適とは言えない。したがぶことにする。 って今後、高い安全性の維持と経済性の向上原子力発電所のシステムは非常に多くの機 を両立させるために、保全活動の適正化に着 器により複雑に構成されており、その構造を 手する必要があると考えられる。計算モデルとして表現することは非常に困難 しかしながら、現在利用されている経済性である。本研究では以下の仮定をすることに および安全性の評価手法では、各々の評価は より、計算モデルの簡単化を行っている。 独立に行われ、経済性および安全性の相互関 (1)各機種の性能は、動作環境に依存しない 係を調べることは困難である。また保全活動 プラントを構成する様々な系統に存在する の変更が経済性および安全性に及ぼす影響を 機種(ポンプや配管など)は、使用環境により故 定量的に評価することも困難であると考えら 障率や動作性能が異なると考えられるが、本
研究では、使用環境による性能の差は考慮せ ず、全て同一であるとする。 (2) システムの冗長性を考慮しない安全弁やポンプなど、プラントの安全系を 構成する機器は並列接続などの冗長性を持た せることで安全性を向上させているが、本研 究ではシステムの冗長性は考慮しない。 (3) 機器のいずれか 1 つでも停止するとプラン トの運転は停止する本研究で対象とする全ての機種は、プラン トの運転において重要な役割を担い、保全活 動または故障により停止した場合、プラント の運転も停止すると仮定する。この仮定は、 プラント内に物理的に点在している各機器の 間に、直列的な関係性があることを意味する。 (4) 機器の故障率は一定とする典型的な機器の故障率は、Fig1[2]に示すよ うに初期故障期間、偶発故障期間、摩耗故障 期間の 3 つの期間を経る、バスタブ型の分布 をとる。ここで、原子力プラントで使用され る機器はデバッギングなどが実施されるため、 初期故障は考慮しないとする。また、30 年を 超えて運転をするプラントに対しては、経年 変化事象を考慮する必要があるが、本研究に おける計算対象期間 Theelyear]は 30 年とし、各 機器は有効寿命の期間、つまり偶発故障期間 中でのみ使用するものとする。したがって摩 耗故障は考慮せず、偶発故障期間のみを扱う。Initial! Failure iRandom FailureWear-out Failure-Useful Life -Fig1. bath-tub curve2-2. 自主点検および定期検査の実施方法ある時間 [b]において、機器が故障しない確 率を信頼度というが、機器の故障率2[1/h]が時 間の経過によらず一定である場合、機器の信 頼度 ROは式(1)のように指数関数で表される。-1R(t) = exp(-xt) ここで、機器が正常な動作を保証するのに 最低限必要な信頼度を必要信頼度 Repured と定 義すると、ある機器の正常動作が保証される 期間で[h]は(2)式で与えられる。本研究において、 てを動作保証期間とよぶことにする。 log Rrequired-2T%3D-機器に対して定期検査時以外に実施する日 常的な点検を自主点検と定義する。本研究で は自主点検は Fig2 [3]に示される時間基準保全 (以降 TBM)の考えに基づいて実施する。した がって自主点検は、機器の動作時間が動作保 証期間に達する前に実施されることになる。 動作保証期間と自主点検の実施周期 Time[h]の関 係を Table1 に示す。また、故障率の大きさに より決定される自主点検時間 Timmis[b]を Table2 に示す。なお自主点検周期の長さは、BWR に おける定期作動試験の頻度[4]を元に設定した。定期検査は電気事業法に基づき、周期 Tri[h] を超えない周期で実施されるものとする。本 研究では定期検査実施周期 Tai[b]を 8760[h](=1 年)とし、その実施期間を 45 日とする。Table 1. Voluntary maintenance cycle Available time t [h]Voluntary maintenance cycle Time[h] T<2160 (3months)720 (1month) T<4380(6months)2160 (3months) t<6480 (9months)4380(6months) T<8760 (1year)6480 (9months) 128760Maintenance is implemented in R.I.Maintenance CycleReliabilityRequired RehabilityMaintenance CostInspection CostTimeFig2. Concept of Time-Based Maintenance2-3. 故障と点検の概念 - 機器の故障率ス[1/h]は時間の経過とともに累 積していき、その累積値は時間 [h]における故 障発生の期待値となる。本研究では偶発故障 のみを取り扱うため、偶発性をモンテカルロ-224法により模擬する。ただし本研究では一様乱 数を用い、単位時間ステップ dt[h](本研究では 24 時間)ごとにその乱数と故障率の累積値を比 較し、その大小で故障発生の有無を判断する。 また故障発生時には故障の重度を乱数により 判断する。ここで規模の大きい故障を重故障、 微小な故障を軽故障と定義する。2-1(3)で述べ たように、機器が故障するとプラントは停止 するが、故障による停止時間を故障時間と定 義し、重故障による故障時間を Tu [h]、軽故障 による故障時間を T... [h]とする。故障時間は機 器の故障率の大きさにより決定する。 Table2 に故障率と故障時間の関係を示す。ある機器の経過時間が T[b]に達した場合、 その機器に対して自主点検を行う。その際に は故障率の累積値が点検前の累積値の 1/100 に 削減されるものとする。Fig3[5]に概念図を示 す。また機器に対して一定回数(本研究では 10 回)自主点検を行うごとに、機器に対して分解 点検を行う。分解点検時間 Tin ma[h]の長さを Table2 に示す。分解点検の実施により、故障 率の累積値はゼロにリセットされ、新品同様 の性能に回復するものとする。なお点検の際には、プラントの停止に 8[h]、 再起動に 48[h]を要するものとする。また故障 時には再起動に 48[h]を要するものとし、稼働 率の評価の際には点検時間および故障時間に これらの時間を加算している。1CY_. 0.86f2-4. 時間経過の取り扱い方 ・ プラント内での経過時間 T[b]は、各機器に 1-3-1. 経済性評価 ついて単位時間ステップごとに故障の有無を 1 (1) 発電コスト 判断し、故障が無ければ単位時間ステップだ原子力発電所における発電コスト II円/kWh] け時間が経過するものとして扱う。もし故障は(3)式[6]で表される。 が複数の機器で発生した場合には、各機器の もつ故障時間の中で最も長い故障時間をプラ8760L an Table2. Inspection time and Failure timeMajor inspection Minor inspection Failure rate a[1/h]Major failure Tmaj[h] Minor failure T'min[h] Tin mailh]Tin min[h] 入<1.0E-102160(3months)216 入<1.0E-091440 (2months)144 入<1.0E-08720 (1month)72 221.0E-08360 (15days)-34824 183624121236ントでの経過時間とする。また複数の機器で 自主点検が実施される場合も、最長の実施時 間をプラントでの経過時間とする。Fig4 に時 間経過の概念を示す。以上の方法を、プラン ト内での経過時間が計算対象期間 Theelyear]に 達するまで反復計算することで、プラントの 運転内容を評価する。Cut down the Expectation to 1/100 by a maintenanceExpectation o! failureMaintenace Cycle Torx Fig3. Concept of voluntary inspectionComponent24h(normal)24h(normal)24hLeatmentermatter.assenTlalue(failure)onesertowerestemstometitestrestseesemontenteressoreth Telapsed time in a plant)Fig4. Concept of the passage of time in a plant3. 経済性と安全性の評価手法 1. 本研究では、計算モデルについて 10,000 回 の反復計算を行い、それらの平均をとること で統計的に評価している。[円/kWh]-225CY各係数は以下の通りである。 C:建設単価(円/kW], f: 燃料単価(円/Mcal], a: 熱効率低減係数, n: 設計熱効率, y: 年経費率, L: 設備利用率式(3)において右辺第 1 項は資本費と設備維 持費の和を表し、右辺第2項は燃料費を表す。 ここで、燃料単価の変動は少なく一定である と仮定すると、過去の報告[7]より設備利用率 70%の場合の燃料費は、発電コストの約 28%を 占める。したがって(3)式から(4)式を得る。1- 57, + 0.281 ⇒ 1 - TOY8760L 17 0.72 x 8760L ここで建設単価 C は約 31 万円/kW] H83、設 備利用率 70%の場合の発電コスト I が 5.90円 /kWh) となること [7]から、(4)式より年経費率y は(5)式のように与えられる。5.9×0.72 x 8760 × 0.70 20084 (5) 1310000 ここで、プラントの運転時間に対する稼働 時間の比である時間稼働率 availability と、設 備利用率 L がほぼ等しいと仮定すると、発電 コスト1は(6)式により与えられる。 , 310000×0.0844.13 0.72 x 8760 x availability availability (2) 保全コストおよび故障による損失保全コストとは点検などの保全活動にかか ったコストのことである。本研究では、保全 コストの評価に必要な、各機器に対する点検 1 回あたりのコストのデータがないため、コス トを評価するためのポイントを独自に定義し、 点検回数と点検時間から導出されたポイント により評価する。このポイントを保全コスト ポイント Ch. と定義する。保全コストポイント は(7)式から導出される。ここで Comi および Chini は機器に対する分解点検および自主点検 1回あたりのポイントであり、各機器に対する 点検時間によって決定される。また Nir mai およ び Ninninは各機器に対する分解点検および自主 点検の実施回数である。Table3 に点検時間に 対する保全コストポイントを示す。can - 2(conna) (Wan) + (con ama) (Wan)}の com - 2(com) { in un) + Coun) (Paul) }のTable3. The value of Maintenance cost pointsTun.myth]Cin.majTin.mulh]Cion.min1.68.0 6.0 4.01- 24 118361.421機器の故障による損失も保全コスト同様、 故障時間と故障回数からポイントを導出する。 このポイントを損失ポイント Loss と定義する。 損失ポイントは(8)式から導出される。(Loss%3Dhi (No.), c1(8)maji* ここで T[b]は基準故障時間と定義し、T[h] あたりに発生する損失を CL と定義する。また No.および N... は重故障および軽故障の発生回 数である。本研究では T を 180[h, C, を 100 ポ イントとした。 - なお、保全コストおよび損失は、それぞれ 独立した基準により評価されており、保全コ ストと損失のポイント同士を絶対評価により 比較することはできない。そこで本研究では、 基準となる計算モデル(以降基準モデル)から得 られたデータを用いて、パラメータを変化さ せた計算モデル(以降変更モデル)から得られた データを規格化し、保全コストおよび損失を 相対的に評価する。3-2. 安全性の評価本研究ではリスクの概念を用いて安全性の 評価を行う。なお、各リスクは保全コストや 損失同様、ポイントの概念を用いる。このポ イントをリスクポイントと定義する。また各 リスクは異なる基準で評価されるため、各リ スクポイント同士を絶対評価することはでき ない。各リスクの評価は、基準モデルでの計 算結果で変更モデルでの計算結果を規格化し、 相対的に評価する。プラント全体のリスクは、 各リスクの規格化された値を積算することで 評価する。-226(1) 自主点検周期の設定時に予測されるリスク自主点検の実施周期 TB[h]は、各機器の動作 保証期間t[h]に対して TBM の考え方にもとづ いて決定されるが、動作保証期間に対して自 主点検周期が短いほど、機器の故障のリスク は低減すると考えられる。本研究では点検周 期決定時のリスクポイント Riskaの評価式を(9) 式で定義する。1531Tiここで Const.は Riske が負の値を取らないよ うに付す定数であり、その値は任意である。 本研究では Const.=10 としている。 (2) 点検によって生じるリスク - 機器に対して点検を実施する場合、作業員 の作業ミスや見落としによってリスクが生じ る可能性が考えられる。このリスクは点検回 数が多いほど、またプラント内での機器の重 要度が高い場合ほど大きくなると考えられる。 また分解点検のように、作業内容が複雑な場 合ほどミスが発生しやすい。したがって本研 究では、点検回数、機器の重要度、および作 業内容によってリスクを評価する。(10)式に点 検によるリスクポイント Risk の評価式を示す。 Riskin - (Nin_mai); (N in min); la1cimp), (10) Nin_maj_std Nin_min_stdEE Nin mai std Hoku Nin min std 17 2 の可能性がある点検回数の基準値であり、本 研究では Nin majisa を 4回、Nin min stu 20 回とし ている。また Cum はプラントにおける機器の重 要度であり、重要度が高い場合は2ポイント、 低い場合は1ポイントとする。 (3) 故障により発生するリスク - 機器の故障から事故が誘発されるというリ スクが考えられるが、これは機器の故障の重 度とプラント内における重要度により決定さ れる。本研究では、故障発生によるリスクポ イント Riskai は(11)式により定義される。ここ で Comissy Chinはそれぞれ重故障、軽故障 1回あた りのポイントである。Table4 に機器の重要度と Cras Chrinの関係を示す。Riston - 2(wa) forma) + (Woma) ena)} (11)Table4. Failure pointsImportanceCmailCmin53High Low104. 計算結果と考察 4-1. 点検の方法を変更した場合 - 基準モデルで設定した点検方法に対し、以 下の変更を施す。 (1)定期検査中の機器の点検を簡略化する基準モデルでは定期検査の実施時に、全て の機器に対して分解点検を実施しているが、 変更後は分解点検を実施する必要がある機器 に対してのみ行い、残りの機器には簡単な点 検のみで済ませるものとする。 (2) 自主点検実施の際、他に点検時期が近い機 器があればタイミングを早めて点検する基準モデルでは各機器の動作時間が自主点 検周期を超えない限り、点検を実施しなかっ たが、変更後は点検の実施時期が近い機器が 他にあれば、その機器も点検のタイミングを 早めて、同時に点検する。これにより点 ためのプラント停止頻度が低減可能になると 予測される。以上の変更の結果、発電コストは基準モデ ルに比べて約 0.05[円/kWh]増加したが、保全コ ストで約 27%、損失で約 11%の削減が見られ た。またリスクは約65%低減した。これは(1) の変更により、定期検査中の分解点検の過剰 な実施が減少し、保全コストとヒューマンエ ラーの発生頻度が低減したためと考えられる。 また、発電コストの増加は、(2)によって点検 頻度が結果的に増加してしまったために、稼 働率が低下したことによるものである。しか しながら点検の頻度の増加により、故障によ る損失、故障によるリスクは低減された。-2274-2. 定期検査の実施周期を変化させた場合 - 定期検査の実施周期を1年から半年ごとに 3 年までの 5 通りについて評価を行った。Fig5 に基準モデルならびに 4-1 の変更モデルについ て、定検周期を変化させた場合の発電コスト とプラントの稼働率、Fig6 に保全コストと損 失、Fig7 にリスクの分布を示す。なお Figo お よび Fig7 については 4-1 のモデルで得られた データを相対評価の基準とし、この変更モデ ルの定検周期を変化させて得られたデータに ついて評価している。 - 発電コストに関しては、基準モデル、変更 モデル共に定検周期が 2 年の場合に最適値を 持つ分布が得られた。これは定検周期が 2 年 を超えると、自主点検のためのプラントの停 止回数が増加するためである。保全コストは 定検周期が長くなるほど低減するが、これは 定検回数が減少するために、分解点検の実施 回数が減少するためである。また、定検周期 の延長による損失の増加は見られなかった。 プラント内のリスクは、定検周期の延長に関 わらずほぼ一定になった。これは分解点検の 実施頻度が減ることによるリスクの減少と、 故障発生頻度の増加によるリスクの増加がバ ランスし、全体としてリスクはほぼ一定にな るためと考えられる。5. 結言 1本研究で提案する手法により、保全活動プ ランの変更に対する、経済性および安全性の 定量評価が可能になると考えられ、今後の保 全活動プランの作成および改善に対して有用 である可能性がある。したがって、今後保全 コストの絶対評価や、THERP (Technique for Human Error Rate Prediction)によるリスク評価 [9]など、評価手法の向上を図る必要がある。 また、システムの冗長性や機器レベルから系 統レベルへの計算モデルの考慮、さらに状態 監視保全の考え方に基づいた定期検査を評価 するモデルの構築など、モデルの改良および 拡張を行う必要があると考えられる。availability(basic) ...... COE(basic)availability(mod) COE(mod)5.455.4availability[%]COELW/kWh)5.255.21. 0 1 .5 2.0 2.5 3.0R.I. cycle[year] Fig5.COE and availability::Maintenace Cost(mod)Loss(mod)Fraction1. 010.5..2.0 , 2.5 R.I. Cycle[year]3Fig6. Maintenance Cost and LossRisk in a plant(mod)Fraction11.53212.5 R.I. Cycle[year]Fig7. Risk in a plant 参考文献 [1]桐本 順広、松崎 章弘、佐々木 亨 : ““原子力発 電所に関する確率論的安全評価用の機器故障率の算 出(1982 年度~1997 年度 16 カ年 49 基データ 改訂 版)““ (2001) p.97-101 [2]三根 久、河合 一 : ““信頼性・保全性の基礎数理““ 日科技連(1984) p.9 | [3](社)日本原子力学会 : 日本原子力学会誌 Vol.44, No.4 (2002) p.18 [4] (社)日本機械学会 RC198 : 軽水型原子力発電所 保全研究分科会(フェーズ 3)中間報告書(2003) p.53 [5]豊田 正敏、湯原 、水野 勝巳、桑島 謙臣 : ““ 原子力発電技術読本““ オーム社(1976) p205 [6]科学技術振興機構 : 原子力百科事典 ATOMICA““WEEF16““,http://mext-atm.jst.go.jp/atomica/dic_0704_01.html [7](社)日本原子力産業会議 : 原子力産業新聞(第 2018 号) (1999), p.1 [8]科学技術振興機構 : 原子力百科事典 ATOMICA (15-01-03-03),http://mext-atm.jst.go.jp/atomica/15010303_1.html [9]塩見 弘:““人間信頼性工学入門““ 日科技連(1996) p.109-228“ “原子力発電所の保全活動における経済性および安全性の定量的評価手法の構築 “ “白石 夏樹,Natsuki SHIRAISHI,橋爪 秀利,Hidetoshi HASHIZUME,結城 和久,Kazuhisa YUKI,高橋 信,Makoto TAKAHASHI“ “原子力発電所の保全活動における経済性および安全性の定量的評価手法の構築 “ “白石 夏樹,Natsuki SHIRAISHI,橋爪 秀利,Hidetoshi HASHIZUME,結城 和久,Kazuhisa YUKI,高橋 信,Makoto TAKAHASHI
れる。 - 我が国の原子力発電は、世界的に見て信頼 以上の背景のもと、本研究では経済性の向 性の高い運転実績を誇るが、その主な要因の上および安全性の維持を両立可能とするよう 一つとして考えられるのが保全活動である。 な、保全活動の最適条件を定量的に導出可能 特に我が国では、電気事業法に基づき実施さな評価手法を構築することを目的とする。 れる定期検査、またそれと同時に多数の機器 に対して分解点検を実施するなど、安全性の2. 計算モデル 維持および向上に努めている。2-1. プラントのモデル化における仮定 一方、電気事業法の改正による「電力の自 * 本研究において評価の対象となる機器は、 由化」を受けて、他産業に対する価格競争力 確率論的安全評価(PSA)で使用され、かつ国内 の維持および向上のために、経済性の向上を 49 プラントの過去の運転実績から、時間故障 考慮していく必要があると考えられる。この率2[1/h]が算出されている 53 機種[1]とする。 ような状況の中、現在の手厚い保全活動は高ここで時間故障率とは単位時間あたりの故障 い信頼性を実現する一方で、経済的な側面か 発生の期待値のことを示し、以降故障率と呼 ら見ると必ずしも最適とは言えない。したがぶことにする。 って今後、高い安全性の維持と経済性の向上原子力発電所のシステムは非常に多くの機 を両立させるために、保全活動の適正化に着 器により複雑に構成されており、その構造を 手する必要があると考えられる。計算モデルとして表現することは非常に困難 しかしながら、現在利用されている経済性である。本研究では以下の仮定をすることに および安全性の評価手法では、各々の評価は より、計算モデルの簡単化を行っている。 独立に行われ、経済性および安全性の相互関 (1)各機種の性能は、動作環境に依存しない 係を調べることは困難である。また保全活動 プラントを構成する様々な系統に存在する の変更が経済性および安全性に及ぼす影響を 機種(ポンプや配管など)は、使用環境により故 定量的に評価することも困難であると考えら 障率や動作性能が異なると考えられるが、本
研究では、使用環境による性能の差は考慮せ ず、全て同一であるとする。 (2) システムの冗長性を考慮しない安全弁やポンプなど、プラントの安全系を 構成する機器は並列接続などの冗長性を持た せることで安全性を向上させているが、本研 究ではシステムの冗長性は考慮しない。 (3) 機器のいずれか 1 つでも停止するとプラン トの運転は停止する本研究で対象とする全ての機種は、プラン トの運転において重要な役割を担い、保全活 動または故障により停止した場合、プラント の運転も停止すると仮定する。この仮定は、 プラント内に物理的に点在している各機器の 間に、直列的な関係性があることを意味する。 (4) 機器の故障率は一定とする典型的な機器の故障率は、Fig1[2]に示すよ うに初期故障期間、偶発故障期間、摩耗故障 期間の 3 つの期間を経る、バスタブ型の分布 をとる。ここで、原子力プラントで使用され る機器はデバッギングなどが実施されるため、 初期故障は考慮しないとする。また、30 年を 超えて運転をするプラントに対しては、経年 変化事象を考慮する必要があるが、本研究に おける計算対象期間 Theelyear]は 30 年とし、各 機器は有効寿命の期間、つまり偶発故障期間 中でのみ使用するものとする。したがって摩 耗故障は考慮せず、偶発故障期間のみを扱う。Initial! Failure iRandom FailureWear-out Failure-Useful Life -Fig1. bath-tub curve2-2. 自主点検および定期検査の実施方法ある時間 [b]において、機器が故障しない確 率を信頼度というが、機器の故障率2[1/h]が時 間の経過によらず一定である場合、機器の信 頼度 ROは式(1)のように指数関数で表される。-1R(t) = exp(-xt) ここで、機器が正常な動作を保証するのに 最低限必要な信頼度を必要信頼度 Repured と定 義すると、ある機器の正常動作が保証される 期間で[h]は(2)式で与えられる。本研究において、 てを動作保証期間とよぶことにする。 log Rrequired-2T%3D-機器に対して定期検査時以外に実施する日 常的な点検を自主点検と定義する。本研究で は自主点検は Fig2 [3]に示される時間基準保全 (以降 TBM)の考えに基づいて実施する。した がって自主点検は、機器の動作時間が動作保 証期間に達する前に実施されることになる。 動作保証期間と自主点検の実施周期 Time[h]の関 係を Table1 に示す。また、故障率の大きさに より決定される自主点検時間 Timmis[b]を Table2 に示す。なお自主点検周期の長さは、BWR に おける定期作動試験の頻度[4]を元に設定した。定期検査は電気事業法に基づき、周期 Tri[h] を超えない周期で実施されるものとする。本 研究では定期検査実施周期 Tai[b]を 8760[h](=1 年)とし、その実施期間を 45 日とする。Table 1. Voluntary maintenance cycle Available time t [h]Voluntary maintenance cycle Time[h] T<2160 (3months)720 (1month) T<4380(6months)2160 (3months) t<6480 (9months)4380(6months) T<8760 (1year)6480 (9months) 128760Maintenance is implemented in R.I.Maintenance CycleReliabilityRequired RehabilityMaintenance CostInspection CostTimeFig2. Concept of Time-Based Maintenance2-3. 故障と点検の概念 - 機器の故障率ス[1/h]は時間の経過とともに累 積していき、その累積値は時間 [h]における故 障発生の期待値となる。本研究では偶発故障 のみを取り扱うため、偶発性をモンテカルロ-224法により模擬する。ただし本研究では一様乱 数を用い、単位時間ステップ dt[h](本研究では 24 時間)ごとにその乱数と故障率の累積値を比 較し、その大小で故障発生の有無を判断する。 また故障発生時には故障の重度を乱数により 判断する。ここで規模の大きい故障を重故障、 微小な故障を軽故障と定義する。2-1(3)で述べ たように、機器が故障するとプラントは停止 するが、故障による停止時間を故障時間と定 義し、重故障による故障時間を Tu [h]、軽故障 による故障時間を T... [h]とする。故障時間は機 器の故障率の大きさにより決定する。 Table2 に故障率と故障時間の関係を示す。ある機器の経過時間が T[b]に達した場合、 その機器に対して自主点検を行う。その際に は故障率の累積値が点検前の累積値の 1/100 に 削減されるものとする。Fig3[5]に概念図を示 す。また機器に対して一定回数(本研究では 10 回)自主点検を行うごとに、機器に対して分解 点検を行う。分解点検時間 Tin ma[h]の長さを Table2 に示す。分解点検の実施により、故障 率の累積値はゼロにリセットされ、新品同様 の性能に回復するものとする。なお点検の際には、プラントの停止に 8[h]、 再起動に 48[h]を要するものとする。また故障 時には再起動に 48[h]を要するものとし、稼働 率の評価の際には点検時間および故障時間に これらの時間を加算している。1CY_. 0.86f2-4. 時間経過の取り扱い方 ・ プラント内での経過時間 T[b]は、各機器に 1-3-1. 経済性評価 ついて単位時間ステップごとに故障の有無を 1 (1) 発電コスト 判断し、故障が無ければ単位時間ステップだ原子力発電所における発電コスト II円/kWh] け時間が経過するものとして扱う。もし故障は(3)式[6]で表される。 が複数の機器で発生した場合には、各機器の もつ故障時間の中で最も長い故障時間をプラ8760L an Table2. Inspection time and Failure timeMajor inspection Minor inspection Failure rate a[1/h]Major failure Tmaj[h] Minor failure T'min[h] Tin mailh]Tin min[h] 入<1.0E-102160(3months)216 入<1.0E-091440 (2months)144 入<1.0E-08720 (1month)72 221.0E-08360 (15days)-34824 183624121236ントでの経過時間とする。また複数の機器で 自主点検が実施される場合も、最長の実施時 間をプラントでの経過時間とする。Fig4 に時 間経過の概念を示す。以上の方法を、プラン ト内での経過時間が計算対象期間 Theelyear]に 達するまで反復計算することで、プラントの 運転内容を評価する。Cut down the Expectation to 1/100 by a maintenanceExpectation o! failureMaintenace Cycle Torx Fig3. Concept of voluntary inspectionComponent24h(normal)24h(normal)24hLeatmentermatter.assenTlalue(failure)onesertowerestemstometitestrestseesemontenteressoreth Telapsed time in a plant)Fig4. Concept of the passage of time in a plant3. 経済性と安全性の評価手法 1. 本研究では、計算モデルについて 10,000 回 の反復計算を行い、それらの平均をとること で統計的に評価している。[円/kWh]-225CY各係数は以下の通りである。 C:建設単価(円/kW], f: 燃料単価(円/Mcal], a: 熱効率低減係数, n: 設計熱効率, y: 年経費率, L: 設備利用率式(3)において右辺第 1 項は資本費と設備維 持費の和を表し、右辺第2項は燃料費を表す。 ここで、燃料単価の変動は少なく一定である と仮定すると、過去の報告[7]より設備利用率 70%の場合の燃料費は、発電コストの約 28%を 占める。したがって(3)式から(4)式を得る。1- 57, + 0.281 ⇒ 1 - TOY8760L 17 0.72 x 8760L ここで建設単価 C は約 31 万円/kW] H83、設 備利用率 70%の場合の発電コスト I が 5.90円 /kWh) となること [7]から、(4)式より年経費率y は(5)式のように与えられる。5.9×0.72 x 8760 × 0.70 20084 (5) 1310000 ここで、プラントの運転時間に対する稼働 時間の比である時間稼働率 availability と、設 備利用率 L がほぼ等しいと仮定すると、発電 コスト1は(6)式により与えられる。 , 310000×0.0844.13 0.72 x 8760 x availability availability (2) 保全コストおよび故障による損失保全コストとは点検などの保全活動にかか ったコストのことである。本研究では、保全 コストの評価に必要な、各機器に対する点検 1 回あたりのコストのデータがないため、コス トを評価するためのポイントを独自に定義し、 点検回数と点検時間から導出されたポイント により評価する。このポイントを保全コスト ポイント Ch. と定義する。保全コストポイント は(7)式から導出される。ここで Comi および Chini は機器に対する分解点検および自主点検 1回あたりのポイントであり、各機器に対する 点検時間によって決定される。また Nir mai およ び Ninninは各機器に対する分解点検および自主 点検の実施回数である。Table3 に点検時間に 対する保全コストポイントを示す。can - 2(conna) (Wan) + (con ama) (Wan)}の com - 2(com) { in un) + Coun) (Paul) }のTable3. The value of Maintenance cost pointsTun.myth]Cin.majTin.mulh]Cion.min1.68.0 6.0 4.01- 24 118361.421機器の故障による損失も保全コスト同様、 故障時間と故障回数からポイントを導出する。 このポイントを損失ポイント Loss と定義する。 損失ポイントは(8)式から導出される。(Loss%3Dhi (No.), c1(8)maji* ここで T[b]は基準故障時間と定義し、T[h] あたりに発生する損失を CL と定義する。また No.および N... は重故障および軽故障の発生回 数である。本研究では T を 180[h, C, を 100 ポ イントとした。 - なお、保全コストおよび損失は、それぞれ 独立した基準により評価されており、保全コ ストと損失のポイント同士を絶対評価により 比較することはできない。そこで本研究では、 基準となる計算モデル(以降基準モデル)から得 られたデータを用いて、パラメータを変化さ せた計算モデル(以降変更モデル)から得られた データを規格化し、保全コストおよび損失を 相対的に評価する。3-2. 安全性の評価本研究ではリスクの概念を用いて安全性の 評価を行う。なお、各リスクは保全コストや 損失同様、ポイントの概念を用いる。このポ イントをリスクポイントと定義する。また各 リスクは異なる基準で評価されるため、各リ スクポイント同士を絶対評価することはでき ない。各リスクの評価は、基準モデルでの計 算結果で変更モデルでの計算結果を規格化し、 相対的に評価する。プラント全体のリスクは、 各リスクの規格化された値を積算することで 評価する。-226(1) 自主点検周期の設定時に予測されるリスク自主点検の実施周期 TB[h]は、各機器の動作 保証期間t[h]に対して TBM の考え方にもとづ いて決定されるが、動作保証期間に対して自 主点検周期が短いほど、機器の故障のリスク は低減すると考えられる。本研究では点検周 期決定時のリスクポイント Riskaの評価式を(9) 式で定義する。1531Tiここで Const.は Riske が負の値を取らないよ うに付す定数であり、その値は任意である。 本研究では Const.=10 としている。 (2) 点検によって生じるリスク - 機器に対して点検を実施する場合、作業員 の作業ミスや見落としによってリスクが生じ る可能性が考えられる。このリスクは点検回 数が多いほど、またプラント内での機器の重 要度が高い場合ほど大きくなると考えられる。 また分解点検のように、作業内容が複雑な場 合ほどミスが発生しやすい。したがって本研 究では、点検回数、機器の重要度、および作 業内容によってリスクを評価する。(10)式に点 検によるリスクポイント Risk の評価式を示す。 Riskin - (Nin_mai); (N in min); la1cimp), (10) Nin_maj_std Nin_min_stdEE Nin mai std Hoku Nin min std 17 2 の可能性がある点検回数の基準値であり、本 研究では Nin majisa を 4回、Nin min stu 20 回とし ている。また Cum はプラントにおける機器の重 要度であり、重要度が高い場合は2ポイント、 低い場合は1ポイントとする。 (3) 故障により発生するリスク - 機器の故障から事故が誘発されるというリ スクが考えられるが、これは機器の故障の重 度とプラント内における重要度により決定さ れる。本研究では、故障発生によるリスクポ イント Riskai は(11)式により定義される。ここ で Comissy Chinはそれぞれ重故障、軽故障 1回あた りのポイントである。Table4 に機器の重要度と Cras Chrinの関係を示す。Riston - 2(wa) forma) + (Woma) ena)} (11)Table4. Failure pointsImportanceCmailCmin53High Low104. 計算結果と考察 4-1. 点検の方法を変更した場合 - 基準モデルで設定した点検方法に対し、以 下の変更を施す。 (1)定期検査中の機器の点検を簡略化する基準モデルでは定期検査の実施時に、全て の機器に対して分解点検を実施しているが、 変更後は分解点検を実施する必要がある機器 に対してのみ行い、残りの機器には簡単な点 検のみで済ませるものとする。 (2) 自主点検実施の際、他に点検時期が近い機 器があればタイミングを早めて点検する基準モデルでは各機器の動作時間が自主点 検周期を超えない限り、点検を実施しなかっ たが、変更後は点検の実施時期が近い機器が 他にあれば、その機器も点検のタイミングを 早めて、同時に点検する。これにより点 ためのプラント停止頻度が低減可能になると 予測される。以上の変更の結果、発電コストは基準モデ ルに比べて約 0.05[円/kWh]増加したが、保全コ ストで約 27%、損失で約 11%の削減が見られ た。またリスクは約65%低減した。これは(1) の変更により、定期検査中の分解点検の過剰 な実施が減少し、保全コストとヒューマンエ ラーの発生頻度が低減したためと考えられる。 また、発電コストの増加は、(2)によって点検 頻度が結果的に増加してしまったために、稼 働率が低下したことによるものである。しか しながら点検の頻度の増加により、故障によ る損失、故障によるリスクは低減された。-2274-2. 定期検査の実施周期を変化させた場合 - 定期検査の実施周期を1年から半年ごとに 3 年までの 5 通りについて評価を行った。Fig5 に基準モデルならびに 4-1 の変更モデルについ て、定検周期を変化させた場合の発電コスト とプラントの稼働率、Fig6 に保全コストと損 失、Fig7 にリスクの分布を示す。なお Figo お よび Fig7 については 4-1 のモデルで得られた データを相対評価の基準とし、この変更モデ ルの定検周期を変化させて得られたデータに ついて評価している。 - 発電コストに関しては、基準モデル、変更 モデル共に定検周期が 2 年の場合に最適値を 持つ分布が得られた。これは定検周期が 2 年 を超えると、自主点検のためのプラントの停 止回数が増加するためである。保全コストは 定検周期が長くなるほど低減するが、これは 定検回数が減少するために、分解点検の実施 回数が減少するためである。また、定検周期 の延長による損失の増加は見られなかった。 プラント内のリスクは、定検周期の延長に関 わらずほぼ一定になった。これは分解点検の 実施頻度が減ることによるリスクの減少と、 故障発生頻度の増加によるリスクの増加がバ ランスし、全体としてリスクはほぼ一定にな るためと考えられる。5. 結言 1本研究で提案する手法により、保全活動プ ランの変更に対する、経済性および安全性の 定量評価が可能になると考えられ、今後の保 全活動プランの作成および改善に対して有用 である可能性がある。したがって、今後保全 コストの絶対評価や、THERP (Technique for Human Error Rate Prediction)によるリスク評価 [9]など、評価手法の向上を図る必要がある。 また、システムの冗長性や機器レベルから系 統レベルへの計算モデルの考慮、さらに状態 監視保全の考え方に基づいた定期検査を評価 するモデルの構築など、モデルの改良および 拡張を行う必要があると考えられる。availability(basic) ...... COE(basic)availability(mod) COE(mod)5.455.4availability[%]COELW/kWh)5.255.21. 0 1 .5 2.0 2.5 3.0R.I. cycle[year] Fig5.COE and availability::Maintenace Cost(mod)Loss(mod)Fraction1. 010.5..2.0 , 2.5 R.I. Cycle[year]3Fig6. Maintenance Cost and LossRisk in a plant(mod)Fraction11.53212.5 R.I. Cycle[year]Fig7. Risk in a plant 参考文献 [1]桐本 順広、松崎 章弘、佐々木 亨 : ““原子力発 電所に関する確率論的安全評価用の機器故障率の算 出(1982 年度~1997 年度 16 カ年 49 基データ 改訂 版)““ (2001) p.97-101 [2]三根 久、河合 一 : ““信頼性・保全性の基礎数理““ 日科技連(1984) p.9 | [3](社)日本原子力学会 : 日本原子力学会誌 Vol.44, No.4 (2002) p.18 [4] (社)日本機械学会 RC198 : 軽水型原子力発電所 保全研究分科会(フェーズ 3)中間報告書(2003) p.53 [5]豊田 正敏、湯原 、水野 勝巳、桑島 謙臣 : ““ 原子力発電技術読本““ オーム社(1976) p205 [6]科学技術振興機構 : 原子力百科事典 ATOMICA““WEEF16““,http://mext-atm.jst.go.jp/atomica/dic_0704_01.html [7](社)日本原子力産業会議 : 原子力産業新聞(第 2018 号) (1999), p.1 [8]科学技術振興機構 : 原子力百科事典 ATOMICA (15-01-03-03),http://mext-atm.jst.go.jp/atomica/15010303_1.html [9]塩見 弘:““人間信頼性工学入門““ 日科技連(1996) p.109-228“ “原子力発電所の保全活動における経済性および安全性の定量的評価手法の構築 “ “白石 夏樹,Natsuki SHIRAISHI,橋爪 秀利,Hidetoshi HASHIZUME,結城 和久,Kazuhisa YUKI,高橋 信,Makoto TAKAHASHI“ “原子力発電所の保全活動における経済性および安全性の定量的評価手法の構築 “ “白石 夏樹,Natsuki SHIRAISHI,橋爪 秀利,Hidetoshi HASHIZUME,結城 和久,Kazuhisa YUKI,高橋 信,Makoto TAKAHASHI