原子力教科書 原子力保全工学

詳細目次

1章　保全工学の概要
　1-1　保全工学とは
　1-2　保全工学の対象とするシステム
　　1-2-1　保全に対する要求事項（制約条件）
　　1-2-2　技術・情報系における保全最適化の概念
　　1-2-3　組織・人間系における保全最適化の概念
　1-3　保全工学の歴史
　1-4　保全高度化の概念
2章　保全活動の仕組み
　2-1　保全活動のフレームワーク
　2-2　原子力発電所の保全における品質保証
　　2-2-1　米国における原子力安全規制の変化と保全の品質保証
　　2-2-2　わが国の状況
3章　原子力発電所の保全
　3-1　保全活動の全体像
　3-2　保全対象範囲の策定
　3-3　保全活動管理指標の設定
　　3-3-1　保全活動管理指標の設定の目的・意義
　　3-3-2　管理指標の設定
　　3-3-3　管理指標の目標値の設定
　　3-3-4　管理指標の算出及び監視
　　3-3-5　管理指標を用いた保全の有効性評価
　3-4　保全計画におけるPDCAサイクル
　　3-4-1　保全の実施計画の策定
　　3-4-2　保全の実施
　　3-4-3　保全の有効性評価
　　3-4-4　保全計画の見直し
4章　原子力発電所の点検・保守・管理
　4-1　点検
　4-2　運転・保守管理
　　4-2-1　原子力発電所における運転管理
　　4-2-2　運転員・保守員の教育・訓練
　　4-2-3　原子力発電所の保守体制
　　4-2-4　定期検査中の作業安全管理体制
　　4-2-5　保守作業管理
　　4-2-6　原子力発電所における保守産業の構造
　4-3　被ばく管理
　　4-3-1　原子力発電所における被ばく管理の実際
　　4-3-2　被ばく低減対策
5章　機器・構造物の損傷事例と高経年化対策
　5-1　機器・構造物の損傷事例と運転保守経験
　　5-1-1　トラブル報告件数推移
　　5-1-2　トラブル発生機器
　5-2　BWRステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)
　　5-2-1　鋭敏化した高炭素ステンレス鋼の粒界型応力腐食割れ
　　5-2-2　非鋭敏化低炭素ステンレス鋼の応力腐食割れ
　　5-2-3　炉内構造材料の照射誘起応力腐食割れ（IASCC）
　5-3　ＰＷＲ蒸気発生器伝熱管の損傷
　　5-3-1　蒸気発生器の機能
　　5-3-2　蒸気発生器伝熱管損傷の状況
　　5-3-3　伝熱管の腐食損傷の原因（発生例）と対策
　　5-3-4　蒸気発生器の検査・補修技術
　　5-3-5　伝熱管破断の事例
　5-4　ニッケル基合金の応力腐食割れ
　　5-4-1　BWRプラントにおけるニッケル基合金の応力腐食割れ
　　5-4-2　PWRプラントにおけるニッケル基合金の応力腐食割れ
　5-5　配管減肉
　　5-5-1　事例
　　5-5-2　配管減肉のメカニズムと要因
　　5-5-3　配管減肉への対応
　5-6　疲労損傷
　　5-6-1　主な疲労損傷事例
　　5-6-2　小口径配管の振動による高サイクル疲労
　　5-6-3　配管内構造物の振動損傷
　　5-6-4　機器構造物の振動損傷（再循環ポンプ水中軸受けリング損傷）
　　5-6-5　高サイクル熱疲労損傷事例
　　5-6-6　配管の高サイクル熱疲労に関する評価指針
　5-7　高経年化対策
　　5-7-1　高経年化対策とは何か
　　5-7-2　海外の原子力発電プラント高経年化を巡る動き
　　5-7-3　わが国の高経年化対応への取組み
　　5-7-4　高経年化技術評価
　　5-7-5　長期保守管理方針の策定及び変更
　　5-7-6　40年目の高経年化技術評価
　　5-7-7　高経年化対策上必要な技術開発について
6章　機器・構造物の欠陥検査方法
　6-1　非破壊検査の方法
　　6-1-1　非破壊試験の種類
　　6-1-2　非破壊試験方法の選定
　6-2　供用期間中検査の要求事項
　　6-2-1　供用期間中検査と欠陥評価の流れ
　　6-2-2　維持規格における検査規定の概要
　　6-2-3　標準検査
　　6-2-4　個別検査
　　6-2-5　供用前検査（PSI）の実施
　　6-2-6　検査結果の評価
　6-3　供用期間中検査の実施方法
　　6-3-1　遠隔自動検査装置の開発と適用
　　6-3-2　低炭素ステンレス鋼配管のＵＴ手法の改良
　6-4　PD認証制度
　6-5　リスク情報を活用したISI計画(RI-ISI)
7章　機器・構造物の健全性評価
　7-1　欠陥評価の基本的な手順
　　7-1-1　欠陥評価の規格化の背景
　　7-1-2　維持規格における欠陥評価の流れ
　7-2　欠陥評価手法の概要
　　7-2-1　欠陥のモデル化
　　7-2-2　評価不要欠陥寸法基準
　　7-2-3　き裂進展評価
　　7-2-4　破壊評価と許容基準
8章　機器・構造物の補修方法
　8-1　補修についての基本的な考え方
　　8-1-1　補修方法の分類
　　8-1-2　補修適用のために必要な検討事項
　8-2　補修に適用する要素技術
　　8-2-1　欠陥除去技術
　　8-2-2　切断技術
　　8-2-3　溶接技術
　　8-2-4　残留応力緩和技術
　　8-2-5　表面改質技術
　　8-2-6　スリーブによる補修方法
　　8-2-7　施栓による補修方法
　　8-2-8　キャップによる補修方法
　　8-2-9　暫定補修方法
　　8-2-10　機械的補強による方法
　8-3　軽水炉の補修・取替事例
　　8-3-1　原子炉主要機器の取替工法の開発
　　8-3-2　ＢＷＲのシュラウド取替工事
　　8-3-3　ＢＷＲ炉内計測ハウジング取替工法
　　8-3-4　ＢＷＲ制御棒駆動機構(ＣＲＤ)ハウジング取替工法
　　8-3-5　ＰＷＲ蒸気発生器の取替
　　8-3-6　PWR炉内構造物の一体取替工法
　8-4　高速炉の補修技術
　　8-4-1　改造工事の概要
　　8-4-2　被ばく低減対策
9章　状態監視技術
　9-1　状態監視保全
　9-2　状態監視技術の種類と適応性
　9-3　振動診断
　　9-3-1　振動センサの種類と検出原理
　　9-3-2　振動診断技術
　9-4　油分析
　　9-4-1　SOAP法
　　9-4-2　フェログラフィ法
　9-5　アコースティック・エミッション（AE）
　9-6　赤外線サーモグラフィ
　9-7　モータ電流兆候解析
10章　規制検査
　10-1　原子炉施設に対する安全規制体制
　10-2　定期検査
　10-3　定期事業者検査
　10-4　定期安全管理審査
　10-5　保安検査
　10-6　保安規定及び保安規程
　10-7　国際基準から見た保全管理に対する規制要件
　　10-7-1　IAEAの安全基準体系
　　10-7-2　IAEA SF-1における基本安全原則
　　10-7-3　IAEA NS-R-2における要件
　　10-7-4　IAEA NS-G-2.6における要件
　10-8　米国におけるパフォーマン