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(19)【発行国】日本国特許庁(JP)
(12)【公報種別】特許公報(B2)
(11)【特許番号】
(24)【登録日】2024-03-21
(45)【発行日】2024-03-29
(54)【発明の名称】保全支援方法および保全支援装置
(51)【国際特許分類】
G06Q 10/20 20230101AFI20240322BHJP
【ＦＩ】
G06Q10/20
【請求項の数】
6
(21)【出願番号】P 2020182214
(22)【出願日】2020-10-30
(65)【公開番号】P2022072653
(43)【公開日】2022-05-17
【審査請求日】2023-02-06
(73)【特許権者】
【識別番号】507250427
【氏名又は名称】日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社
(74)【代理人】
【識別番号】110001807
【氏名又は名称】弁理士法人磯野国際特許商標事務所
(72)【発明者】
【氏名】樫又 恒一
(72)【発明者】
【氏名】文野 通尚
(72)【発明者】
【氏名】河野 尚幸
【審査官】貝塚 涼
(56)【参考文献】
【文献】特開２００６－２０２１７１（ＪＰ，Ａ）
【文献】特開平０９－３０５２１８（ＪＰ，Ａ）
【文献】特開平０８－１１５１０８（ＪＰ，Ａ）
【文献】特開２００９－２１１１６４（ＪＰ，Ａ）
【文献】特開平０６－１１０８７２（ＪＰ，Ａ）
(58)【調査した分野】(Int.Cl.，ＤＢ名)
Ｇ０６Ｑ １０／００ － ９９／００
(57)【特許請求の範囲】
【請求項1】
原子力発電所の保全対象機器の保全計画を支援する保全支援装置の保全支援方法であって、前記保全支援装置の処理部は、
前記保全対象機器について現状の保全の項目である重要度分類、機器の使用頻度、機器の使用条件を含む項目を抽出して第１情報とする第１ステップと、
前記保全対象機器について、ＥＰＲＩ(Electric Power Research Institute)のＰＭＢＤ(Preventive Maintenance Basis Database)で整理されているCriticality、Duty Cycle、Service Conditionsを含む項目を抽出して第２情報とする第２ステップと、
前記第２情報と前記第１情報とを項目ごとに比較する比較ステップと、を有し、
前記比較ステップでの比較結果を出力する
ことを特徴とする保全支援方法。
【請求項2】
前記項目は、前記第１ステップのとき、重要度分類、機器の使用頻度、機器の使用条件、保全方法、保全周期、劣化メカニズムであり、
前記第２ステップのとき、Criticality、Duty Cycle、Service Conditions、Task、Baseline、Failure Modesである
ことを特徴とする請求項１に記載の保全支援方法。
【請求項3】
前記保全対象機器には、保全重要度の高い機器と、前記保全重要度の高い機器よりも保全重要度の低い機器とがあり、
前記保全支援方法は、さらに、
前記処理部が、前記第２情報の前記Criticalityの重要度分類に基づき、前記第１情報の前記保全対象機器の保全重要度分類を、前記保全重要度の高い機器から安全性の観点で系統機能別のリスク評価と機器単位でのリスク評価である安全性評価をし、前記保全重要度が低い機器から経済性の観点で系統機能別のリスク評価と機器単位でのリスク評価を求める経済性評価をし、前記安全性評価と前記経済性評価との面から前記保全重要度を見直す第３ステップを有する
ことを特徴とする請求項１に記載の保全支援方法。
【請求項4】
前記第３ステップにおいて、前記処理部が、
発生する可能性のあるさまざまな事象に対して、損傷頻度の発生の確率を考慮してリスクを評価であるＰＲＡ（確率論的リスク評価）、
発生する可能性のあるさまざまな事象に対して、その発生の確率を考慮して安全性を評価であるＰＳＡ（確率論的安全評価）、
前記ＰＳＡを行うとき、想定される過渡事象を冷却材喪失事故事象に限定せず行うTransient ＰＳＡ、
発生する可能性のあるさまざまな事象に対して、その発生の確率を考慮して発電機能への影響性を評価するＧＲＡ（発電リスク評価）、
評価対象の機器に対し故障の原因となる事象とそれによる故障箇所や発生確率、故障による影響を解析するＦＭＥＡ（故障モード影響解析）、
評価対象の機器の単一故障により炉心またはタービンに及ぼす影響を評価するＳＰＶ（シングルポイント脆弱性モデル）、
を用い前記保全対象機器の保全重要度分類を見直す
ことを特徴とする請求項３に記載の保全支援方法。
【請求項5】
前記保全支援方法は、さらに、前記処理部が、
前記第１情報と前記第２情報の保全方法と保全周期の差異のパターンに応じて、前記保全対象機器の余寿命を求め、前記余寿命に基づき、前記第１情報の保全方法と保全周期を再評価する第４ステップと、
前記第３ステップで見直された保全重要度および前記第４ステップの再評価結果に基づいて、前記保全対象機器の保全方法、保全周期を再定義する第５ステップと、を有する
ことを特徴とする請求項３に記載の保全支援方法。
【請求項6】
原子力発電所の保全対象機器について現状の保全の項目である重要度分類、機器の使用頻度、機器の使用条件を含む項目を抽出して第１情報とし、前記保全対象機器について、ＥＰＲＩ(Electric Power Research Institute)のＰＭＢＤ(Preventive Maintenance Basis Database)で整理されているCriticality、Duty Cycle、Service Conditionsを含む項目を抽出して第２情報とする比較情報抽出部と、前記第２情報と前記第１情報とを項目ごとに比較する比較部と、
前記保全対象機器には、保全重要度の高い機器と、前記保全重要度の高い機器よりも保全重要度の低い機器とがあり、前記第２情報の前記Criticalityの重要度分類に基づき、前記第１情報の前記保全対象機器の保全重要度分類を、保全重要度の高い機器から安全性の観点で系統機能別のリスク評価と機器単位でのリスク評価である安全性評価をし、前記保全重要度が低い機器から経済性の観点で系統機能別のリスク評価と機器単位でのリスク評価である経済性評価をし、前記安全性評価と前記経済性評価との面から保全重要度を見直す評価部と、
前記第１情報と前記第２情報の保全方法と保全周期の差異のパターンに応じて、前記保全対象機器の余寿命を求め、前記余寿命に基づき、前記第１情報の保全方法と保全周期を再評価する分析部と、
前記評価部で見直された保全重要度および前記分析部の再評価結果に基づいて、前記保全対象機器の保全方法、保全周期を再定義する再定義部と、を有する
ことを特徴とする保全支援装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【0001】
本発明は、原子力発電所における保全計画に係る保全支援方法および保全支援装置に関する。
【背景技術】
【0002】
日本における原子力発電所関連の各機器について、保全方法、保全周期等をまとめた独自の整理表に基づいて保全が行われている。
【0003】
特許文献１では、テンプレート内容の見直しにより、利便性の高い運用が期待できる設備管理支援システムを提供できるとしている。設備管理支援システムは、資産設備に対して点検・保全のワークオーダを発行し、点検・保全結果を設備情報データベースに保管する設備管理支援システムであって、資産設備とその周囲の状態を網羅的に把握し数値化しヘルスインデックスとして記憶するヘルスインデックスデータベースと、把握したヘルスインデックスを資産設備の実設備状況とし、資産設備設置時または前回点検・保全時の状態から推定した保全 期待効果との比較により、資産設備状況の差分を判定する比較演算機能と、ベテラン 作業者の作業ナレッジを取得して記憶する作業ナレッジデータベースと、作業ナレッジまたは資産設備状況の差分に応じて、点検・保全の作業変更点を抽出し、設備情報データベースに反映させる保全プロセスアップデート機能、点検・保全の作業変更点を記憶した設備情報データベースの情報を用いて点検・保全のワークオーダを発行するワークオーダ発行機能を備えている。
【0004】
特許文献２では、保全計画立案支援方法として、膨大な代替案を複数のグループに分ける。グループ分けの基準は、意思決定問題により異なるが、原子力発電プラントにある弁の点検計画を立案する問題では、プラントを構成する系統（例えば再循環系統等）毎にグループ分けする。次いで、グループ分けした全グループにつき、意思決定法を用いて代替案の総合重要度を求める。次いで、基準代替案の重要度により、各グループの代替案の重要度を規格化し、全代替案に共通した重要度を求める。最後に、代替案の重要度に基づく順位から、保全作業の優先度を決めることが記載されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【0005】
【文献】特開２０１６－１８９０８８号公報
【文献】特開平６－１１０８７２号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【0006】
特許文献１および特許文献２の方法を用いた保全計画よりも、リスクや機器の劣化に基づいた、より高い信頼性の保全が要望されていた。
【0007】
なお、米国では１９８０年代から１９９０年代に原子力発電設備の利用率が全体で７０％台であった。その後米国でプラントの改造や保守点検、燃料交換作業の効率化により２０００年代には原子力発電設備の利用率９０％まで稼働率を上げた。この要因の一つに保全の規制やプロセスの改革がある。米国では機器の保全に関する標準的なテンプレートが整備され、より効果的で効率の良い機器の保全活動が行われるようになったことが知られている。国内においても１９９０年から２０００年以降の稼働率はおよそ８０％である。より高い信頼性でかつ効率的な保全活動が求められている。
【0008】
本発明は、前記の課題を解決するための発明であって、原子力発電所の保全対象機器について、高い信頼性でかつ効率的な保全活動ができる保全支援方法および保全支援装置を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【0009】
前記目的を達成するため、本発明の保全支援方法は、原子力発電所の保全対象機器の保全計画を支援する保全支援装置の保全支援方法であって、前記保全支援装置の処理部は、
前記保全対象機器について現状の保全の項目である重要度分類、機器の使用頻度、機器の使用条件を含む項目を抽出して第１情報とする第１ステップと、前記保全対象機器について、ＥＰＲＩ(Electric Power Research Institute)のＰＭＢＤ(Preventive Maintenance Basis Database)で整理されているCriticality、Duty Cycle、Service Conditionsを含む項目を抽出して第２情報とする第２ステップと、前記第２情報と前記第１情報とを項目ごとに比較する比較ステップと、を有し、前記比較ステップでの比較結果を出力することを特徴とする。本発明のその他の態様については、後記する実施形態において説明する。
前記保全対象機器について現状の保全の項目である重要度分類、機器の使用頻度、機器の使用条件を含む項目を抽出して第１情報とする第１ステップと、前記保全対象機器について、ＥＰＲＩ(Electric Power Research Institute)のＰＭＢＤ(Preventive Maintenance Basis Database)で整理されているCriticality、Duty Cycle、Service Conditionsを含む項目を抽出して第２情報とする第２ステップと、前記第２情報と前記第１情報とを項目ごとに比較する比較ステップと、を有し、前記比較ステップでの比較結果を出力することを特徴とする。本発明のその他の態様については、後記する実施形態において説明する。
【発明の効果】
【0010】
本発明によれば、原子力発電所の保全対象機器について、高い信頼性でかつ効率的な保全活動ができる保全支援方法を提供できる。
【図面の簡単な説明】
【0011】
【図1】本実施形態に係る保全支援装置の構成を示す図である。
【図2】本実施形態に係る保全支援方法の概要を示すフローチャートである。
【図3】ＰＭＢＤ保全情報と国内プラントの保全情報を示す図である。
【図4】比較・ギャップ分析・再評価方法を示すフローチャートである。
【図5】ＰＭＢＤの保全情報と国内プラントの保全情報の比較の一例を示す図である。
【図6】安全性の再評価の処理を示すフローチャートである。
【図7】経済性の再評価の処理を示すフローチャートである。
【図8】保全方法と保全周期のギャップのパターンによるギャップの原因を示す図である。
【図9】保全方法・周期の再評価の処理（ステップＳ１７Ａ）を示すフローチャートである。
【図10】保全方法・周期の再評価の処理（ステップＳ１７Ｂ）を示すフローチャートである。
【発明を実施するための形態】
【0012】
以下、本発明を実施するための実施形態について、適宜図面を参照しながら詳細に説明する。
図１は、本実施形態に係る保全支援装置１００の構成を示す図である。保全支援装置１００は、処理部１０、記憶部２０、入力部３０、出力部４０、通信部５０を有する。処理部１０は、比較情報抽出部１１、比較部１２、重要度判定部１３、安全性評価部１４、経済性評価部１５、分析部１６、再定義部１７などを有する。
図１は、本実施形態に係る保全支援装置１００の構成を示す図である。保全支援装置１００は、処理部１０、記憶部２０、入力部３０、出力部４０、通信部５０を有する。処理部１０は、比較情報抽出部１１、比較部１２、重要度判定部１３、安全性評価部１４、経済性評価部１５、分析部１６、再定義部１７などを有する。
【0013】
比較情報抽出部１１は、ＥＰＲＩのＰＭＢＤ２００および米国の電力事業者が持つＤＢ２１０から保全情報を抽出し、ＰＭＢＤ出力情報２１として記憶する。また、比較情報抽出部１１は、国内電力事業者が持つＤＢ２２０と、メーカなどその他が持つＤＢ２３０から保全情報を抽出し、国内プラント情報２２として記憶する。
【0014】
ＥＰＲＩ（Electric Power Research Institute）とは米国の電力研究所である。ＰＭＢＤ（Preventive Maintenance Basis Database（予防保全基準データベース））とはＥＰＲＩの下で特定の機器ごとに作成されたＰＭ（予防保全）テンプレートを集約したデータベースである。
【0015】
出力された情報を格納するＰＭＢＤ出力情報２１には、保全に関する情報（Criticality、Duty Cycle、Service Conditions、Task(保全方法)、Baseline(保全周期)、Failure Mode(故障モード)）を国内の保全対象機器と比較を行うために抽出された情報のデータベースである。
【0016】
米国の電力事業者が持つＤＢ２１０は、米国の電力事業者が機器保全を行う際にどのＰＭテンプレートを使用するか、どの様に機器を分類するかという情報を格納したデータベースである。
【0017】
国内電力事業者が持つＤＢ２２０は、国内の電力事業者の管理する発電用プラントの保全活動および保全に係る機器の設計・試験データを格納したデータベースである。
【0018】
メーカなどその他が持つＤＢ２３０は、保全の対象機器および同タイプの機器の設計・製造を行う組織により提供される情報を格納するデータベースである。出力された国内プラントに係る情報を格納する国内プラント情報２２は、ＰＭＢＤ出力情報２１と比較を行うため抽出された情報のデータベースである。
【0019】
比較部１２は、ＰＭＢＤ出力情報２１（第２情報）と国内プラント情報２２（第１情報）との比較を行う。
【0020】
重要度判定部１３は、比較結果から、国内での保全重要度が米国に比べ高いか否かの判定を行う。安全性評価部１４は、安全性に着目し機器の重要度を見直す。経済性評価部１５は、経済性に着目し機器の重要度を見直す。分析部１６は、保全方法と保全周期のギャップ分析を行い、再定義フローを選択する。再定義部１７は、見直された重要度を考慮し保全方法と保全周期を評価し再定義する。
【0021】
【0022】
図１において、出力部４０は、ディスプレイなどであり、保全支援装置１００による処理の実行状況や実行結果などを表示する。入力部３０は、キーボードやマウスなどのコンピュータに指示を入力するための装置であり、プログラム起動などの指示を入力する。処理部１０は、メモリに格納される各種プログラムを実行する。通信部５０は、ネットワークＮＷを介して、他の装置と各種データやコマンドを交換する。外部記憶装置３０５は、保全支援装置１００が処理を実行するための各種データを保存する。メモリは、保全支援装置１００が処理を実行する各種プログラムおよび一時的なデータを保持する。
【0023】
図２は、本実施形態に係る保全支援方法の概要を示すフローチャートである。
ステップＳ１では、国内原子力発電所の保全対象機器について現状の保全に関する情報（重要度分類、機器の使用頻度、機器の使用条件、保全方法、保全周期、劣化メカニズムなど）を抽出する。
ステップＳ１では、国内原子力発電所の保全対象機器について現状の保全に関する情報（重要度分類、機器の使用頻度、機器の使用条件、保全方法、保全周期、劣化メカニズムなど）を抽出する。
【0024】
ステップＳ２では、保全対象機器に対し抽出された情報に関して、ＥＰＲＩのＰＭＢＤで整理されている保全に関する情報（Criticality、Duty Cycle、Service Conditions、Task(保全方法)、Baseline(保全周期)、Failure Mode(故障モード)）を抽出し、項目ごとに比較する。
【0025】
比較を行うため、国内原子力発電所の保全対象機器についてCriticality、Duty Cycle、Service Conditionsに相当する情報を割り当てる必要がある。本実施形態では設計時に想定されている機器の使用頻度、機器の使用条件を得ることで比較を可能とする。機器の使用頻度がDuty Cycle、機器の使用条件がService Conditionsに相当する。また、事業者の整備する保全重要度の高さをCriticalityと比較する。保全方法と保全周期、故障モードについては両データベース共に同等の項目として整理されている。
【0026】
図３は、ＰＭＢＤ保全情報と国内プラントの保全情報を示す図である。図３には抽出表２３の一例を示す。図３の上部は、ＰＭＢＤに基づく情報（第２情報）であり、図３の下部は、国内プラントに係る情報（第１情報）である。
【0027】
図２に戻り、ステップＳ３では、項目ごとの比較結果よりギャップ分析を行い、機器ごとの保全重要度分類を再定義する。特に国内の保全重要度分類とＥＰＲＩのＰＭテンプレートに記載のあるCriticality（Critical、Non-Critical）またＲＴＦの差異のパターンに着目する。なお、ＲＴＦ（Run to Failure)とは事後保全のことであり機器等の機能喪失発見後に修復を行う方式である。
【0028】
ステップＳ４では、国内と米国の保全方法と保全周期の差異のパターンに応じて保全方法と保全周期を評価する。
【0029】
ステップＳ５では、評価結果に基づいて、保全対象機器の保全方法、保全周期を再定義する。
【0030】
図４は、比較・ギャップ分析・再評価方法を示すフローチャートである。保全支援装置１００において、比較部１２は、入力部３０（図１参照）から入力された保全対象系統の機器を決定し、ＰＭＢＤ出力情報２１、国内プラント情報２２から比較を行う情報を抽出し（ステップＳ１１）、抽出した情報の比較を行う（ステップＳ１２）。
【0031】
重要度判定部１３は、比較結果より国内での保全重要度が米国に比べ高いか否かの判定を行う（ステップＳ１３）。国内の保全需要度が米国の保全重要度以上の場合（ステップＳ１３，Ｙｅｓ）、安全性評価部１４は、安全性に着目し機器の重要度を見直し（ステップＳ１４：安全性の再評価）、その後、ステップＳ１６に進む。国内の保全需要度が米国の保全重要度未満の場合（ステップＳ１３，Ｎｏ）、経済性評価部１５は、経済性に着目し機器の重要度を見直し（ステップＳ１５：経済性の再評価）、その後、ステップＳ１６に進む。
【0032】
ステップＳ１６において、分析部１６は、保全方法と保全周期のギャップ分析を行い、再定義フローを選択する。そして、再定義部１７は、見直された重要度を考慮し保全方法と保全周期を評価し再定義し（ステップＳ１７）、一連の処理を終了する。
【0033】
さらに詳細に説明する。
比較部１２では、ＰＭＢＤ出力情報２１、国内プラント情報２２の情報の比較を行うため、国内プラント情報２２の各項目（重要度分類、機器の使用頻度、機器の使用条件、保全方法、保全周期、劣化メカニズム）に対し、ＰＭＢＤ出力情報２１の項目（Criticality、Duty Cycle、Service Conditions、保全方法、保全周期、故障モード）の割り当てを行う。
比較部１２では、ＰＭＢＤ出力情報２１、国内プラント情報２２の情報の比較を行うため、国内プラント情報２２の各項目（重要度分類、機器の使用頻度、機器の使用条件、保全方法、保全周期、劣化メカニズム）に対し、ＰＭＢＤ出力情報２１の項目（Criticality、Duty Cycle、Service Conditions、保全方法、保全周期、故障モード）の割り当てを行う。
【0034】
ＰＭテンプレートでは、CriticalityがCriticalとNon-Criticalに、Duty CycleがHighとLowに、Service ConditionsがSevereとMildにそれぞれ分かれており、この３項目の組合せにより８パターンが分類されている。
【0035】
本実施形態では比較情報抽出部１１が、機器の種類と機器の使用される系統により米国で標準的に割り当てられるパターンと比較できるように分類するものとする。
【0036】
重要度判定部１３では、Criticalityと国内事業者の整備する保全重要度の高さとの比較をする（図４のステップＳ１３）。すなわち米国の標準と比べで保守的な評価であるか否かを判断する。比較の結果国内の保全重要度の方が米国に比べ高い場合（図４のステップＳ１３，Ｙｅｓ）、図６に示すステップＳ１４の処理フローを用い安全性の再評価を行う。国内の保全重要度の方が米国に比べ低い場合（図４のステップＳ１３，Ｎｏ）、図７に示すステップＳ１５の処理フローを用い経済性の再評価を行う。
【0037】
分析部１６では、安全性評価部１４と経済性評価部１５による評価の結果をもとに保全重要度の見直しを行う。見直した保全重要度を基に保全方法と保全周期のギャップ分析を行う。ギャップは図８に示す保全方法・周期のギャップ分析表２５のようなパターンに分類できると考えられ、ギャップのパターンによって、図９に示すステップＳ１７Ａ、図１０に示すステップＳ１７Ｂの保全方法と保全周期の再定義フローを選択する。
【0038】
再定義部１７は、ステップＳ１７Ａ、ステップＳ１７Ｂの処理フローの実施により保全方法と保全周期の再定義を行う。
【0039】
図５は、ＰＭＢＤの保全情報と国内プラントの保全情報の比較の一例を示す図である。図５は、比較部１２の処理内容である。ＰＭテンプレートに記載されるDuty Cycle、Service ConditionsはそれぞれHigh/Low、Severe/Mildの表現で分けられているがどちらに分類するかはＰＭテンプレートにて定義されており、国内機器の対応する情報を整備することで、Criticality、Duty Cycle、Service Conditionsによる８パターンからより比較に適切な分類を選択することができる。劣化メカニズムは故障モードと対応している。保全方法、保全周期の定義は日米で共通の考え方である。
【0040】
図６は、安全性の再評価の処理を示すフローチャートである。図６は、安全性評価部１４のよる安全性に着目し機器の重要度を見直す処理（図４のステップＳ１４に対応）である。保全重要度機器の高い機器から、さらに安全性の観点で、重要度の高い機器をＰＲＡ（確率論的リスク評価）等で抽出する手順をフロー図に示している。安全性評価部１４は、日米で安全性の考え方、法令や規制が異なるため、安全性指標を定義し（ステップＳ１４１）、系統機能別に定義された考え方の差を考慮しリスク評価を行う（ステップＳ１４２）。安全性評価部１４は、ステップＳ１４２で行った系統機能別のリスク評価を考慮し機器単位でのリスク評価を行う（ステップＳ１４３）。
【0041】
すなわち、安全性評価部１４は、ステップＳ１４１では国内の安全性に係る考え方、米国での安全性に係る考え方の差を確認する。この差が安全性の評価に与える影響を考慮し、ステップＳ１４２にて系統機能別に安全リスクの評価し、保全重要度を再評価する。
【0042】
本実施形態ではリスク評価の手法としてＰＲＡ（確率論的リスク評価）、ＰＳＡ（確率論的安全評価）やTransient ＰＳＡを行い安全重要度の評価を行う。確率論的リスク評価とは、発生する可能性のあるさまざまな事象に対して、例えば炉心損傷頻度などの発生の確率を考慮してリスクを評価することである。確率論的安全評価とは、発生する可能性のあるさまざまな事象に対して、その発生の確率を考慮して安全性を評価することである。本実施形態でのTransient ＰＳＡとはＰＳＡを行うとき、想定される過渡事象を冷却材喪失事故事象に限定せず行うこと等を指す。ステップＳ１４３にて、機器単位の安全リスク評価を行い機器単位で保全重要度を見直し、保全方法と保全周期の比較を行えるようにする。
【0043】
本実施形態では、機器単位でのリスク評価はＦＭＥＡ（故障モード影響度解析）やＳＰＶ（シングルポイント脆弱性モデル）を行い重要度の評価を行う。故障モード影響度解析とは評価対象の機器に対し故障の原因となる事象とそれによる故障箇所や発生確率、故障による影響を解析する手法である。シングルポイント脆弱性モデルとは評価対象の機器の単一故障により炉心またはタービンに及ぼす影響を評価するモデルである。
【0044】
図７は、経済性の再評価の処理を示すフローチャートである。図７は、経済性評価部１５による経済性に着目し機器の重要度を見直す処理（図４のステップＳ１５に対応）である。保全重要度機器の低い機器から、さらに経済性の観点で、重要度の高い機器をＧＲＡ（発電リスク評価）で抽出する手順をフロー図に示している。
【0045】
国内において保全重要度が低く評価されているが、米国では経済性の観点から機器の機能喪失が発電効率に大きく寄与する機器のCriticalityをHighと評価し保全の対象としている場合が考えられる。このフローは経済性評価の差異による保全重要度の見直しを行うためのものである。
【0046】
日米で経済性の考え方、法令や規制が異なるため、経済性評価部１５は、安全性指標を定義し（ステップＳ１５１）、ステップＳ１５１にて定義された考え方の差を考慮しリスク評価を行う（ステップＳ１５２）、ステップＳ１５２で行った系統機能別のリスク評価を考慮し機器単位でのリスク評価を行う（ステップＳ１５３）。
【0047】
すなわち、ステップＳ１５１では、国内の経済性に係る考え方、米国での経済性に係る考え方の差を確認する。この差が経済性の評価に与える影響を考慮し、ステップＳ１５２にて、系統機能別に発電リスクを評価し、機能喪失による発電効率へのインパクトを評価する。本実施形態ではリスク評価の手法としてＧＲＡ（発電リスク評価）を行い経済重要度の評価を行う。発電リスク評価とは、発生する可能性のあるさまざまな事象に対して、その発生の確率を考慮して発電機能への影響性を評価することである。ステップＳ１５３にて、機器単位の発電リスク評価を行い機器単位で保全重要度を見直し、保全方法と保全周期の比較を行えるようにする。本実施形態では機器単位でのリスク評価は、ＦＭＥＡ（故障モード影響度解析）やＳＰＶ（シングルポイント脆弱性モデル）を行い重要度の評価を行う。
【0048】
図８は、保全方法と保全周期のギャップのパターンによるギャップの原因を示す図である。ギャップの原因により再定義部１７により適したなフローを選択する例（保全方法・周期のギャップ分析表２５（図１参照））を示している。
【0049】
保全方法と保全周期を比較するパターンは、両方が一致するパターン、片方のみ一致するパターン、両方一致しないパターンの４種類に加え、片方では当該機器にきまった保全活動を行っていないこと（事後保全など）により比較ができない場合もギャップとして考慮しなければならない。
【0050】
本実施形態では、保全方法と保全周期を比較できる場合と比較できない場合のギャップ原因に差があるため、保全方法と保全周期を見直す際、ギャップの原因により異なるプロセスで再評価を行うことで、より高い信頼性を得ることができると考える。ここで選択されたフローを用い保全方法と保全周期の再定義を行う。図８の場合、＃１、＃２の場合、ステップＳ１７Ａが、＃３の場合、ステップＳ１７Ｂが実行される。なお、ステップＳ１７Ａ、ステップＳ１７Ｂは、図４のステップＳ１７の詳細処理フローである。
【0051】
図９は、保全方法・周期の再評価の処理（ステップＳ１７Ａ）を示すフローチャートである。保全方法の差異、保全周期の差異、またはその両方が認められるとき本フローを用いて保全方法と保全周期の再定義を行うものである。
【0052】
再定義部１７は、保全方法と保全周期の比較を行った機器の使用条件が同じか判断を行い（ステップＳ１７Ａ１）、使用条件が異なる場合（ステップＳ１７Ａ１，Ｎｏ）、使用条件の差の補正を行う（ステップＳ１７Ａ２）、ステップＳ１７Ａ３に進む。一方、使用条件が同じ場合（ステップＳ１７Ａ１，Ｙｅｓ）、ステップＳ１７Ａ３に進む。
【0053】
ステップＳ１７Ａ３において、再定義部１７は、機器に対しで評価されている劣化モードが同じか判断を行う。再定義部１７は、評価されている劣化モードが異なる場合（ステップＳ１７Ａ３，Ｎｏ）、ＦＭＥＡで再評価を行い（ステップＳ１７Ａ４）、ステップＳ１７Ａ５）に進む。一方、評価されている劣化モードが同じ場合（ステップＳ１７Ａ３，Ｙｅｓ）、ステップＳ１７Ａ５に進む。
【0054】
ステップＳ１７Ａ５において、再定義部１７は、ＰＭテンプレートの保全方法と保全周期を参考値とし、当該機器の劣化メカニズムと故障確立の評価を行う。そして、再定義部１７は、監視・測定すべき劣化モードとその評価方法（試験や計測など）を決定し余寿命を評価する（ステップＳ１７Ａ６）、この余寿命が次回定期検査以降まであり、これが認められるかの判断する（ステップＳ１７Ａ７）。
【0055】
再定義部１７は、次回定検以降までの余寿命が認められる場合（ステップＳ１７Ａ７，Ｙｅｓ）、余寿命の不確かさを考慮した周期で点検を行う旨を指令し（ステップＳ１７Ａ８）、一方、次回定検以降までの余寿命が認められない場合（ステップＳ１７Ａ７，Ｎｏ）、認められない機器に、対策として従来通りの部品交換や修理を行う旨を指令し（ステップＳ１７Ａ９）、一連の処理を終了する。
【0056】
さらに説明すると、ステップＳ１７Ａ１では、図４のステップＳ１２にて比較を行った機器の使用条件Duty Cycle、Service Conditionsについて同じ条件であるか判断する。異なる場合、ステップＳ１７Ａ２にて使用条件の差について補正を行う。補正は原則としてＰＭテンプレートから保守的な条件を選択し行う。
【0057】
ステップＳ１７Ａ３では、保全方法と保全周期を決める要因となる機器部品の劣化モードが同じであるか判断する。異なる場合は劣化モードに漏れがある可能性を考慮し、ＦＭＥＡの再評価を行う。ステップＳ１７Ａ１からステップＳ１７Ａ４が行われることで国内保全対象機器の保全方法と保全周期を見直す際に、ＰＭテンプレートに記載される機器と同一の条件で評価を行うことができる。
【0058】
ステップＳ１７Ａ５は、ＰＭテンプレートの保全方法と保全周期を参考値とし劣化メカニズムや故障確率を評価する。ステップＳ１７Ａ６では、評価された劣化メカニズムや故障確率に対し監視また評価すべき劣化モードとその評価方法（試験や計測など）を決め、余寿命の評価を行う。この情報より機器ごとに最も有効な保全方法と保全周期を決めることができる。参考値は評価の際、たとえば上限値として考え、これを超えない評価結果となることで、機器単位で見直された保全重要度に対し妥当性のある評価結果として扱うことができる。
【0059】
ステップＳ１７Ａ７では、ステップＳ１７Ａ６で評価された余寿命について信頼性に足る根拠（実績データの蓄積や評価など）を構築し、国内の原子力規制の省庁に認められることで機器の保全方法と保全周期が再定義される。
【0060】
例えば、実績データとして、機器の劣化状況を定期検査中あるいは運転中の計測値（振動、音響、温度、画像など）を、デジタル化した定量的なデータとすることで、エビデンスとしての説明性を向上する。
【0061】
認められたものは余寿命の不確かさを保守的に考慮し再定義された保全方法と保全周期で保全計画を作成する。認められないものは、従来通りの保全計画をベースとし保全活動を継続するとともに、ステップＳ１７Ａ６で評価された余寿命について目標値とし信頼性根拠の蓄積を行う。
【0062】
図１０は、保全方法・周期の再評価の処理（ステップＳ１７Ｂ）を示すフローチャートである。保全方法の差異、保全周期の差異について比較を行うことが困難であるとき本フローを用いて保全方法と保全周期の再定義を行うものである。
【0063】
再定義部１７は、ＰＭテンプレートでＰＭタスクの分類がＲＴＦであるか判断を行う（ステップＳ１７Ｂ１）、異なる場合（ステップＳ１７Ｂ１，Ｎｏ）、安全性と経済性について再評価を行い（ステップＳ１７Ｂ２）、再評価の結果国内においてＲＴＦを行う検討可能か判断する（ステップＳ１７Ｂ３）。一方、ＰＭテンプレートでＰＭタスクの分類がＲＴＦである場合（ステップＳ１７Ｂ１，Ｙｅｓ）、ステップＳ１７Ｂ５に進む。
【0064】
ステップＳ１７Ｂ３において、ＲＴＦを検討可能か判断できない場合（ステップＳ１７Ｂ３，Ｎｏ）、ＰＭテンプレートにて保守的なデータを参照し、ステップＳ１７Ａへ移行する（ステップＳ１７Ｂ４）、一方、ＲＴＦを検討可能か判断できる場合（ステップＳ１７Ｂ３，Ｙｅｓ）、ステップＳ１７Ｂ５に進む。
【0065】
ステップＳ１７Ｂ５において、再定義部１７は、ＰＭテンプレートにてＰＭタスクがＲＴＦであった機器のＦＭＥＡを行い、監視・測定すべき劣化モードとその評価方法（試験や計測など）を決定し、余寿命を評価し（ステップＳ１７Ｂ６）、この余寿命が次回定期検査以降まであり、これが認められるかの判断する（ステップＳ１７Ｂ７）。
【0066】
ステップＳ１７Ｂ７において、再定義部１７は、次回定検以降までの余寿命が認められない場合（ステップＳ１７Ｂ７，Ｎｏ）、Ｓ１７Ｂ７にて認められない機器に従来通りの部品交換や修理を行う旨を指令する（ステップＳ１７Ｂ８）。一方、再定義部１７は、次回定検以降までの余寿命が認められる場合（ステップＳ１７Ｂ７，Ｙｅｓ）、ステップＳ１７Ｂ９に進む。
【0067】
ステップＳ１７Ｂ９において、再定義部１７は、ＲＴＦが可能となる条件を満たすか判断し、満たさない場合（ステップＳ１７Ｂ９，Ｎｏ）、余寿命の不確かさを考慮した周期で点検を行う旨を指令し（ステップＳ１７Ｂ１０）、満たす場合（ステップＳ１７Ｂ９，Ｙｅｓ）、当該機器をＲＴＦとする旨を指令し（ステップＳ１７Ｂ１１）、一連の処理を終了する。
【0068】
さらに説明すると、ステップＳ１７Ｂ１では、当該機器と比較するＰＭテンプレートで分類がＲＴＦであるか判断する。ＲＴＦでない場合図６、図７にて行った安全性の評価（ステップＳ１４）と経済性の評価（ステップＳ１５）を再び実施する。このとき、考えうるパターンは国内の保全方法のみＲＴＦ等を行い、米国のＰＭテンプレートにて保全タスクが定められている場合である。この場合、米国との保全重要度についての差異が大きいため、ステップＳ１７Ｂ２にて再度国内での保全重要度を見直すため安全性の評価および経済性の評価を行う。
【0069】
この評価により保全重要度が大きく見直されＲＴＦ等としての対応が適当でないと判断されるとき、ステップＳ１７Ｂ２からステップＳ１７Ｂ４へと進み、新たな保全重要度からCriticality、Duty Cycle、Service Conditionsによる８パターンからより比較に適切な分類を選択する、または保守的な分類を選択し、比較のためのデータを参照する。その後、ステップＳ１７Ａへ移行し、ステップＳ１７Ａ３へ進み評価を継続して行う。
【0070】
ＰＭテンプレートでの分類がＲＴＦである場合、当該機器の分類をＲＴＦとする、保全方法と保全周期を見直す、または従来通りの保全タスクを実施するか検討する。
【0071】
ステップＳ１７Ｂ５では、当該機器のＦＭＥＡを行う。この解析結果を基にステップＳ１７Ｂ６にて監視また評価すべき劣化モードとその評価方法（試験や計測など）を決め、余寿命の評価を行う。ここで、例えば、試験や計測の値（振動、音響、温度、画像など）を、デジタル化した定量的なデータとすることで、ことで、エビデンスとしての説明性を向上する。
【0072】
この時ＰＭテンプレートによる上限値の設定がないため、ステップＳ１７Ｂ７にて余寿命について信頼性に足る根拠を構築し、国内の原子力規制の省庁に認められ、機器の保全方法と保全周期の再定義ができるか判断を行う。認められないものは従来通りの保全計画をベースとし保全活動を継続するとともに、ステップＳ１７Ｂ６で評価された余寿命について目標値とし信頼性根拠の蓄積を行う。認められた機器はＲＴＦの実施が可能か、ステップＳ１７Ｂ９で判断する。当該の機器の故障について国内でのＲＴＦでの対応が認められた時、保全対象機器より外される。認められない場合は、ステップＳ１７Ｂ７にて認められた余寿命の不確かさを保守的に考慮し再定義された保全方法と保全周期で保全計画を作成する。
【0073】
以上説明したように、原子力発電機器等においては、リスクや機器の劣化に基づいた、より高い信頼性の保全の実施が求められている。ギャップ分析として、国内外の発電所の良好事例を参照することが知られている。
【0074】
本実施形態では、特に米国の予防保全基準データベース(ＰＭＢＤ：Preventive Maintenance Basis Database)と比較することとする。国内と米国を比較するには安全性と経済性に対する考え方に異なる点がありギャップを考慮しなければならないという課題があり、Criticality、Duty Cycle、Service Conditions、Task（保全方法)、Baseline(保全周期)、Failure Mode(故障モード)という項目について比較した。
【0075】
また、本実施形態では、海外の保全実施例と国内の保全活動の比較において、ＰＭＢＤを利用し、国内原子力発電所の保全対象機器について現状の保全に関する情報（重要度分類、機器の使用頻度、機器の使用条件、保全方法、保全周期、劣化メカニズムなど）またＥＰＲＩのＰＭＢＤで整理されている保全に関する情報（Criticality、Duty Cycle、Service Conditions、Task(保全方法)、Baseline(保全周期)、Failure Mode(故障モード))）を抽出し、項目ごとに比較する。
【0076】
また、本実施形態では、保全方法や保全周期の見直しのため、行う評価フローにおいて保全重要度を見直し、その結果を基に保全方法や保全周期を再評価する。ここで重要度に着目し国内の保全対象機器の保全重要度を安全性と経済性の観点からＰＲＡ（確率論的リスク評価）、ＰＳＡ（確率論的安全評価）、Transient ＰＳＡ、ＧＲＡ（発電リスク評価）、ＦＭＥＡ（故障モード影響解析）、ＳＰＶ（シングルポイント脆弱性モデル）を用い重要度を見直す。
【0077】
本実施形態によれば、原子力発電所の保全対象機器の保全計画を支援する保全支援方法は、保全対象機器について現状の保全の項目を抽出して第１情報とする第１ステップ（例えば、図２のステップＳ１）と、保全対象機器について、ＥＰＲＩ(Electric Power Research Institute)のＰＭＢＤ(Preventive Maintenance Basis Database)で整理されているCriticality、Duty Cycle、Service Conditionsを含む項目を抽出して第２情報とする第２ステップ（例えば、図２のステップＳ２）と、第２情報と第１情報とを項目ごとに比較する比較ステップ（例えば、図２のステップＳ２）と、を有する。
【0078】
比較対象の項目は、第１ステップのとき、重要度分類、機器の使用頻度、機器の使用条件、保全方法、保全周期、劣化メカニズムであり、第２ステップのとき、Criticality、Duty Cycle、Service Conditions、Task、Baseline、Failure Modesである。
【0079】
また、保全支援方法は、さらに、第２情報のCriticalityの重要度分類に基づき、保全対象機器の保全重要度分類を安全性評価と経済性評価の面から見直す第３ステップ（例えば、図２のステップＳ３）を有する。第３ステップにおいて、ＰＲＡ（確率論的リスク評価）、ＰＳＡ（確率論的安全評価）、Transient ＰＳＡ、ＧＲＡ（発電リスク評価）、ＦＭＥＡ（故障モード影響解析）、ＳＰＶ（シングルポイント脆弱性モデル）を用い保全対象機器の保全重要度分類を見直すことができる。
【0080】
保全支援方法は、さらに、第１情報と第２情報の保全方法と保全周期の差異のパターンに応じて第１情報の保全方法と保全周期を再評価する第４ステップ（例えば、図２のステップＳ４）と、第４ステップの再評価結果に基づいて、保全対象機器の保全方法、保全周期を再定義する第５ステップ（例えば、図２のステップＳ５）と、を有する。
【0081】
本実施形態の保全支援装置１００は、原子力発電所の保全対象機器について現状の保全の項目を抽出して第１情報とし、保全対象機器について、ＥＰＲＩ(Electric Power Research Institute)のＰＭＢＤ(Preventive Maintenance Basis Database)で整理されているCriticality、Duty Cycle、Service Conditionsを含む項目を抽出して第２情報とする比較情報抽出部１１と、第２情報と第１情報とを項目ごとに比較する比較部１２と、第２情報のCriticalityの重要度分類に基づき、保全対象機器の保全重要度分類を安全性評価と経済性評価の面から見直す評価部（例えば、安全性評価部１４、経済性評価部１５）と、第１情報と第２情報の保全方法と保全周期の差異のパターンに応じて第１情報の保全方法と保全周期を再評価する分析部１６と、分析部１６の再評価結果に基づいて、保全対象機器の保全方法、保全周期を再定義する再定義部１７と、を有する。保全支援装置１００によれば、原子力発電所の保全対象機器について、高い信頼性でかつ効率的な保全活動ができる。
【0082】
なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。また、上記の各構成、機能、処理部、処理手段等は、それらの一部又は全部を、例えば集積回路で設計する等によりハードウェアで実現してもよい。また、上記の各構成、機能等は、プロセッサがそれぞれの機能を実現するプログラムを解釈し、実行することによりソフトウェアで実現してもよい。各機能を実現するプログラム、テーブル、ファイル等の情報は、メモリや、ハードディスク、ＳＳＤ（Solid State Drive）等の記録装置、または、ＩＣカード、ＳＤカード、ＤＶＤ等の記録媒体に置くことができる。
【符号の説明】
【0083】
１０ 処理部
１１ 比較情報抽出部
１２ 比較部
１３ 重要度判定部
１４ 安全性評価部（評価部）
１５ 経済性評価部（評価部）
１６ 分析部
１７ 再定義部
２０ 記憶部
２１ ＰＭＢＤ出力情報
２２ 国内プラント情報
２３ 抽出表
２４ 比較表
２５ 保全方法・周期のギャップ分析表
３０ 入力部
４０ 出力部
５０ 通信部
１００ 保全支援装置
２００ ＰＭＢＤ
２１０，２２０，２３０ ＤＢ
ＥＰＲＩ Electric Power Research Institute
ＦＭＥＡ Potential Failure Mode and Effects Analysis（故障モード影響解析）
ＧＲＡ Generation Risk Assessment（発電リスク評価）
ＰＭＢＤ Preventive Maintenance Basis Database（予防保全基準データベース）
ＰＲＡ Probabilistic Risk Assessment（確率論的リスク評価）
ＰＳＡ Probabilistic Safety Assessment（確率論的安全評価）
ＲＴＦ Run to Failure（事後保全）
ＳＰＶ Single Point Vulnerability（シングルポイント脆弱性モデル）
１１ 比較情報抽出部
１２ 比較部
１３ 重要度判定部
１４ 安全性評価部（評価部）
１５ 経済性評価部（評価部）
１６ 分析部
１７ 再定義部
２０ 記憶部
２１ ＰＭＢＤ出力情報
２２ 国内プラント情報
２３ 抽出表
２４ 比較表
２５ 保全方法・周期のギャップ分析表
３０ 入力部
４０ 出力部
５０ 通信部
１００ 保全支援装置
２００ ＰＭＢＤ
２１０，２２０，２３０ ＤＢ
ＥＰＲＩ Electric Power Research Institute
ＦＭＥＡ Potential Failure Mode and Effects Analysis（故障モード影響解析）
ＧＲＡ Generation Risk Assessment（発電リスク評価）
ＰＭＢＤ Preventive Maintenance Basis Database（予防保全基準データベース）
ＰＲＡ Probabilistic Risk Assessment（確率論的リスク評価）
ＰＳＡ Probabilistic Safety Assessment（確率論的安全評価）
ＲＴＦ Run to Failure（事後保全）
ＳＰＶ Single Point Vulnerability（シングルポイント脆弱性モデル）
【図1】
【図2】
【図3】
【図4】
【図5】
【図6】
【図7】
【図8】
【図9】
【図10】