リスク情報を活用した保全の合理化に向けた定量的なリスク評価の 必要性を判定する簡易スクリーニング手法の提案
公開日:
カテゴリ: 第17回
リスク情報を活用した保全の合理化に向けた定量的なリスク評価の必要性を判定する
簡易スクリーニング手法の提案
Proposal of a Simple Screening Method Which Determines Necessity of Quantitative Risk Assessment for Maintenance Rationalization Using Risk Information
JAEA
橋立竜太
Ryuta HASHIDATE
Member
JAEA
矢田浩基
Hiroki YADA
Member
JAEA
高屋茂
Shigeru TAKAYA
Member
JAEA
二神敏
Satoshi FUTAGAMI
Non-member
JAEA
山野秀将
Hidemasa YAMANO
Non-member
JAEA
栗坂健一
Kenichi KURISAKA
Non-member
JAEA
江沼康弘
Yasuhiro ENUMA
Non-member
If components can be maintained according to a target reliability of nuclear power plants, plant safety and economic efficiency could be improved by avoiding excessive or insufficient margins. This approach can rationalize the maintenance of low target reliability components and concentrate resources (people, money, and time) on the maintenance of high target reliability components. It would take a long time to evaluate the target reliability for all components in the plant by quantitatively using probabilistic risk assessment. This paper, therefore, proposed at a first step a simple screening method which determines necessity of quantitative risk assessment for maintenance rationalization using risk information. Specifically, this method was applied to determining necessity of quantitative risk assessment to the laundry system whose function has little contributor to the plant safety of nuclear power plant, and we proposed the maintenance rationalization of the laundry system.
Keywords: System Based Code, Maintenance Rationalization, Probabilistic Risk Assessment, Fast Reactor, Laundry System
１．はじめに
合理的な考え方で構造物の信頼性を確保する為に、ライフサイクル（設計、製作、検査、運転、維持）に渡って、安全目標から技術基準や規格等までの階層（Fig. 1） をシームレスに結ぶ「システム化規格」の開発が進められている[1][2]。
システム化規格では「目標信頼性を満たすように設計 および維持が行われること」が求められ、対象となる構 造物の目標信頼性を明らかにし、裕度が過度になること や不足することを避けることができる。安全評価とリン クさせれば、プラントの安全性目標と整合する形で構造 物の目標信頼性を設定できることになり、プラントのリ
連絡先:橋立 竜太、〒311-1393 茨城県東茨城郡大洗町成田町4002、日本原子力研究開発機構
E-mail: hashidate.ryuta@jaea.go.jp
スク評価と適合した構造設計が可能になる。すなわち構 造物の目標信頼性は、プラントの安全目標値を満たすように、各設備に許容される破損確率値や故障確率値を目標値として振り分けることで設定される。
維持に関しては、Reactor Oversight Process(ROP)やCondition Adverse to Quality (CAQ) [3] 等のリスク情報を活用した活動は日本でも進められてきている。これらに加え「システム化規格」の体系の実現に向け高速炉等の新型炉については、計画策定の段階から構造物の目標信 頼性に応じた保全の設定が望まれる。具体的には、目標信頼性が低い設備の保全を合理化し、目標信頼性が高い
（すなわち、プラントの安全目標を達成する為に許容される破損確率値や故障確率値が小さい）設備の保全にリ ソース（人、物、金）を集中することで、プラントの安 全性、経済性を向上させられる。プラント全体の設備に
Fig. 1 Hierarchy of Safety Standards [2]
対し目標信頼性に応じた保全のリソースを配分し保全の 合理化を図ればよいが、設計等で目標信頼性達成するの に十分に裕度が確保されている設備等に、過度になるよ うな保全を集中する必要はない。
目標信頼性を設定するためには確率論的リスク評価
（PRA: Probabilistic Risk Assessment）等の定量的な評価が必要になるが、プラント全体の設備への展開は、負荷が大きく課題となっている。特に、安全機能の重要度分類においてクラス3 以下の設備の目標信頼性を設定しようとした場合、PRA モデルに組み込まれていないものがほとんどであることから、PRA による設定は困難である。高速増殖原型炉もんじゅ（以降もんじゅと記載）においても、これらの安全機能の重要度分類がクラス3 以下の設備は全体の約8 割を占め、そのほとんどの保全が時間基準保全 (TBM: Time Based Maintenance) で設定されている [4]。プラントの運用上の観点等からTBM が採用されている設備も含まれると考えられるが、安全上の観点から選定されている設備と明確には区別されていな い。安全上必要な設備とそれ以外を区別し、それぞれに応じた適切な保全を実施することで、保全の合理化が期待される。一方、リスク評価に関し上記の課題が懸念される。
本報ではこの課題を解決するために、定性的な視点で 原子力施設の安全上の観点から、定量的なリスク評価の 必要性を判定する「簡易スクリーニング手法」及びスク リーニングアウトされた対象の保全合理化案の検討状況 を報告する。
２．簡易スクリーニング手法の検討
簡易スクリーニング手法の検討方針
Fig. 2 Setting flow of maintenance importance for Monju [4]
もんじゅでは、TBM で管理されている点検が全体の9 割程度であり、事後保全( BDM: Break Down Maintenance）で管理されている点検は1 割程度である [3]。もんじゅの保全重要度の設定フローをFig. 2 に示す。保全重要度A、B の対象がTBM、保全重要度C の対象がBDM となる。保全重要度の割合は、A が約
10%、B が約80 %、C が約10%となっており、圧倒的に保全重要度B の対象が多い。保全重要度B とC を分類する⑥の判定には、点検やプラント運用に必要な設備を保全重要度B とする判定も含まれている。
本報で提案する簡易スクリーニング手法は、プラントに多数存在する設備から、安全上の観点で必要になる設備を簡易的に分類する手法を目指す。本手法で安全上必要な設備として分類された設備は、PRA 評価等の定量評価を実施し、リスク情報に応じた保全を実施する。
また、従来はTBM で実施されていたが本手法でスクリーニングアウトされる保全対象は、安全上必要になる 設備と区別し保全の合理化を行う。
まず2.2 節で、安全上必要となる設備にどのような機
能が要求されるか調査する。次に2.3 節で、調査した要求機能を基に簡易スクリーニング手法の具体化検討を行 う。最後に2.4 節で、スクリーニングアウトされた設備の保全合理化の方法を検討する。
安全設計クライテリアの性能要求の調査
安全上必要となる設備にどのような機能が要求されるか調査するために、上位規定である第4 世代ナトリウム冷却炉に対する安全設計クライテリア[2]で定める安全目 標を達成するための性能要求を調査した。
安全設計クライテリアでは、深層防護(DiD: Defence in Depth)の概念を最も基本的な安全アプローチとしてい る。通常運転状態、運転時の異常な過渡事象、設計基準 事故及び設計拡張状態に対し、安全設計を求めている。 原子炉施設の安全性を確保する上で、放射性物質の放出 は限定的でなければならないため、通常の運転上の制限 を超えるような場合では、放射性物質の適切な管理と異 常事象への対応策とが原子炉施設に対して求められる。 またこれは、燃料交換・貯蔵系と放射性廃棄物管理施設、それらの起こりうる相互作用に対しても同様である。
通常運転状態、異常な過渡事象、設計基準事故におい て、以下の5 つの性能を要求している。
(1）原子炉は必要に応じて確実に停止することができる こと。
(2）漏えいが起きた場合においても、炉心は一次系冷却 材バウンダリ内で依然として冷却材に覆われていること。
(3）炉心内の冷却材流路は、崩壊熱除去が可能な状態に 維持できること。
(4）十分な熱の逃し場が使用可能であること。(5）放射性物質が格納されていること。
また設計拡張状態（DEC: Design Extension Condition） においては、
(1）正常状態を逸脱した起因事象に続く原子炉停止失敗 事象
(2）起因事象に続く炉心除熱不能事象
の2 つが想定されている。原子炉停止失敗事象に対しては、それらの事象が炉心損傷をもたらすことを防止し、 さらに格納機能への負荷を最小限にするために炉心損傷 の影響を緩和する機能が要求される。また炉心除熱不能 事象に対しては、炉心損傷防止対策、もしくは炉心冷却 のためのナトリウム冷却材液位維持と崩壊熱除去の確保 による格納機能喪失対策等の機能が要求される。
上記を踏まえ安全設計クライテリアでは、全てのプラ ント状態に対する基本的な安全機能として以下の3 つの機能が要求されている。
反応度の制御機能（原子炉の停止機能＋炉心の制 御・監視機能）
原子炉と燃料貯蔵場所からの除熱機能
事故による放射性物質の放出の制限に加えて、放射 性物質及び有毒な化学物質の閉じ込め、放射線遮へい及 び計画的な放射性物質の放出の管理機能
「簡易スクリーニング手法」では、定性的に上記の(i)
～(iii)の安全機能への関与の有無を判定することで、安全上必要となる設備とそれ以外を区別し、定量的なリス ク評価の必要性を判断することを目指す。
簡易スクリーニング手法の具体化
2.2 節で調査した安全設計クライテリアが要求する性能要求（安全機能）を基に、本節では簡易スクリーニン グ手法の具体化検討を行う。
簡易スクリーニング手法は、プラントに膨大に存在する保全対象を、PRA 評価等の定量評価を用いて安全上の観点で必要な設備であるかを評価する前に、当該評価の必要性を定性的に判断する手法である。
膨大な数の処置として、個別の設備毎に評価するので はなく、系統などのシステムの持つ要求機能単位で評価 を行う。複数の設備に対して安全設計クライテリアが要 求する性能要求（安全機能）への関連性をまとめて判断 できる。故障確率や保全の実行性は考慮せず、決定論的 にシステムの要求機能が完全に喪失した場合の安全機能 への影響を判断する。システムに複数の要求機能がある 場合は、要求機能単位で安全機能への影響を判断し、全 ての要求機能が不要と判断された設備をスクリーニング アウトする。なお、(ⅰ)の安全機能は、炉心の停止機能と炉心の制御機能の2 つの観点で評価する。また(ⅲ)の安全機能は、格納容器による放射性物質の封じ込め機能 と計画的な放射性物質の放出の管理機能の2 つの観点で評価する。格納容器による放射性物質の封じ込め機能 は、炉心や燃料等の破損により放出される大規模な放射 性物質の封じ込めに関連する機能と解釈した。また放射 性物質の放出の管理機能は、個々の遮へい区分によら ず、公衆への影響を緩和する液体廃棄物及び気体廃棄物 の処理系等に関連する機能と解釈した。Fig. 3 に作成した評価フローを示す。
Table 1 Laundry target
Laundry name
Underwear
Underwear
Blue*1
Blue clothes, Blue socks, Blue gloves
Yellow*2
Yellow clothes, Yellow socks, Yellow gloves, Tyvek
Molded product
Blue shoes, Yellow shoes, Helmet
*1: Laundry used in radiation-controlled area
*2: Laundry used in radiation- contaminated area
Fig. 3 A simple flow that determines structures systems and component that has little contribution to safety functions
Fig. 3 で示す評価フローでスクリーニングアウトされなかった要求機能を持つ系統や設備は、PRA 等の定量評価を実施し構造物の目標信頼性を評価する。
スクリーニングアウトされた系統・設備の保全合理化の方法について
本節では、スクリーニングアウトされた系統・設備の 保全合理化の方法について検討する。簡易スクリーニン グフローでスクリーニングアウトされた系統・設備は、 原子力発電所の安全上の観点で必要のない設備として分 類されている。
米国のCAQ では重要度低と判断された大部分の事象はNon-CAQ として是正の必要性を事業者が柔軟に判断することが許容されている[3]。またASME のCodeCase- N-716 で規定されているRI-ISI (Risk-Informed Inservice Inspection)では、安全上の観点で影響がない設備への検査要求を不要としている [5]。一方で、2.1 節で示したようにFig. 2 に示すもんじゅの保全重要度の設定フローでは、安全上の観点で必要のない設備でも、点検やプラント運用上必要になるものは保全重要度B とし、TBM となる[4]。設定されたTBM の保全は、有効性評価を実施しなければ点検方法や点検周期を変更出来ない。
一方で安全上の観点で必要がない設備という理由だけ で、単純に保全重要度C のBDM と設定するのは必ずし
も合理的な保全とは言えない。
そこでリスク情報を活用した保全の合理化案として、 安全上の観点で必要のない設備の保全計画の設定・変更 に関する保全の管理方法を安全上必要となる設備におけ る保全の管理方法と分離することを提案する。安全上の観点で必要がないと判断された系統・設備は、BDM も含め事業者が保全方式を自主的に定める。仮にTBM を設定した場合も、点検方法や点検周期等を有効性評価等 の評価をせずに変更することを認める。設定や変更の方 法は安全上必要となる設備と分離するが、事業者自ら設 定した保全は適切に実施し、保全のリソースの適正化を 図る。
３．簡易スクリーニング手法の例題検証
2 章で検討した簡易スクリーニング手法の例題検証を行う。例題には、系統の全ての設備が保全重要度B、C のみで構成されるもんじゅの洗濯設備を対象とした。
もんじゅ洗濯設備について
もんじゅ洗濯設備の概要
洗濯設備は、もんじゅの管理区域内で発生する洗濯物 の洗濯、乾燥、仕上げ等を行い、付着した汚れや放射性 物質を除去し再使用する為に用いられる設備である。洗 濯対象をTable 1 に示す。系統（システム）としての要求機能は、洗濯機能が要求される。
洗濯設備の構成設備及び役割
洗濯設備は、①前処理設備、②洗濯、洗浄設備、③後 処理設備、④搬送設備で構成される。
①前処理設備
前モニタ2 基で構成され、洗濯時、汚染物質の付着量の大小による被洗濯物間のクロスコンタミを防止するた めに前チェック用として使用される。前モニタで汚染量
が高いと判断された場合には、汚染の高い被洗濯物同士 まとめて洗濯するか、洗濯対象からはずし廃棄する。
②洗濯、洗浄設備
ドライクリーニングを主とし、下着は水洗いを行う。 設備は装着物の種類で使い分けており、青系（放射線管 理区域（非汚染区域）内にて使用する被洗濯物）のドラ イクリーニング機、黄系（放射線汚染区域内にて使用す る被洗濯物）のドライクリーニング機、成形品系のドラ イクリーニング機、下着及び青系用の洗濯脱水機と乾燥 機、黄系用の洗濯脱水機と乾燥機、成形品用のシンク等 により構成される。各ドライクリーニング機には溶剤を 浄化する、溶剤浄化ユニット（溶剤フィルタ内蔵）、溶剤蒸留器、さらに排気ガス処理を行う溶剤回収ユニット が接続される。また、これらの機器を作動させるための 補助用として冷水供給用チリングユニットがある。上記 設備のうち、溶剤蒸留器及び溶剤回収ユニット内の溶剤 フィルタは、放射性物質を内包する高速炉第４種容器と して工事計画の認可（工認）対象設備に該当している。 遮へい区分は、E 区分（0.5mSv/h を超える値）であり、通常は立ち入ることができない部屋に設置されている。
③後処理設備
洗濯後の被洗濯物を取扱うもので、仕上台、ランドリ 後モ二夕、折たたみ機、保管棚により構成される。
ランドリ後モニタと折たたみ機は、下着・小物用とし て連結型を1 基、青服・黄服用（つなぎ服用）として連
結型に1 基、成形品用としては後モニタ1 基を設ける。
④搬送設備
衣服更衣エリアからの被洗濯物の回収用リフトと洗濯 後の配備用リフト各1 基及び、上記各設備間を結ぶ運搬台車により構成される。
洗濯設備の保全内容
3.1.2 項で示した洗濯設備の構成設備に対して、もんじゅで行われている保全では、計画されている保全の半数以上が16 M (Month)のTBM で実施されている。16M の点検にはドライクリーニング機の分解点検やモニタ関係の特性試験や機能・性能試験等が計画されている。もんじゅの洗濯設備の点検実績では、毎年1 か月程度の点検期間を必要している。
簡易スクリーニング手法による洗濯設備の評価
3.1.1 項で整理した洗濯設備の要求機能を基に、簡易スクリーニング手法で洗濯設備を評価する。Fig. 3 で示す評価フローに基づき、安全機能への関連性を評価した結果を以下に示す。
対象系統の要求機能は炉停止機能に関連するか？
（A）No
対象系統の要求機能は炉心の制御機能に関連する か？
（A）No
対象系統の要求機能は炉心・燃料の除熱機能に関 連するか？
（A）No
対象系統の要求機能は放射性物質を封じ込める機能 に関連するか？
（A）No
対象系統の要求機能は放射性物質の放出管理機能に関連するか？
No
～(5)の結果が全て「No」に該当するため、洗濯設備の要求機能である洗濯機能は安全上の観点で必要のない機能としてスクリーニングアウトした。各評価では、洗濯設備の洗濯機能が発揮されないとしても、(1)～(5)に 示す安全機能（炉停止機能、炉心の制御機能、炉心・燃料の除熱機能、放射性物質を封じ込める機能、放射性物質の放出管理機能）に影響を与える機能ではないことを確認し、「No」と判断した。洗濯設備には遮へい区分の高い工認対象設備(溶剤蒸留器と溶剤フィルタ)も含まれるが、「放射性物質を封じ込める機能」と「放射性物質の放出管理機能」の機能に影響を与えない機能であれ ば、遮へい区分によらず安全上の観点でスクリーニングアウト可能であることを示した。
洗濯設備の保全方法の提案
3.2 節の評価から保全の合理化案として、安全上の観点で必要がないと判定された洗濯設備は、有効性評価等 の厳密な評価を行わずに点検方法や点検周期等を事業者 が自主的に設定・変更が可能な保全の管理方法に安全上 の観点で必要な設備と分離する方法を提案する。
点検期間に1 か月程度必要とする洗濯設備の点検を過
度にならないよう事業者が自主的に保全を合理化し、安 全上の観点から重要な設備に保全のリソースを集中する。
まとめ
定性的な視点で原子力施設の安全上の観点から定量的なリスク評価の必要性を判定する「簡易スクリーニング 手法」の検討を行った。
安全目標を達成するための安全機能への関連性を評 価する、「簡易スクリーニング手法」及びその評価フ ローを提案した。
遮へい区分の高い設備も含む「もんじゅ」の洗濯設 備を対象に「簡易スクリーニング手法」の検証を行 い、洗濯設備の要求機能が安全上の観点で必要がな いことを示した。
「簡易スクリーニング手法」でスクリーニングアウ トされたもんじゅ洗濯設備の保全合理化案として、 有効性評価等の厳密な評価を行わずに点検方法や点 検周期等を事業者が自主的に設定・変更が可能な保 全の管理方法に安全上の観点で必要な設備と分離す る方法を提案した。
今後の展望
本報では、もんじゅの洗濯設備を対象に簡易スクリー ニング手法を適用し、原子力施設の安全上の観点で必要 ない系統・設備であることを評価した。
提案した簡易スクリーニング手法は、洗濯機能のよう にわかりやすく要求機能が安全機能に関わらなければ、 設備の遮へい区分によらずスクリーンアウト可能であ る。しかし、適用範囲を拡張した場合に要求機能と安全 機能の関連性をどのように評価するか判断基準が明確でない点もあり、評価者毎に異なる結論を判断される可能 性がある。今後の展望として、評価者によらず安全機能 と関連がない設備を決定論的に判定可能な手法を目指 し、評価フローの各項目について具体化・詳細化検討を 進める。
参考文献
浅山泰、森下正樹、“システム化規格の概念と展 開”、 保全学、Vol.10,№1、2011.
The Safety Design Criteria Task Force(SDC-TF) Of the Generation Ⅳ International Forum、 “Safety Design
Criteria for Generation IV Sodium cooled Fast Reactor System (Rev.1) ”、 GEN Ⅳ International Forum、2017.
爾見 豊、“是正処置プログラムへの等級別扱い適用の手法と安全上の効果” 、日本原子力学会和文論文誌、2021.
豊田他:“高速増殖原型炉もんじゅの点検期間に関する課題の分析(2)~保全計画の分析～”,第16 回保全学会学術講演会予稿集 、2019.
ASME、“ Alternative Piping Classification and Examination Requirements、ASME Code Case N-716、2013.