地球環境問題やエネルギー問題を背景に、国内外を問わず原子力についての高度な知識や技術をもった技術者・専門家の育成が急務となっている。
本シリーズは、このような要望に応えるため、原子力を基礎から実務まで体系的に学習できる標準的なテキストとして、大学・研究機関・関連企業の一線の研究者・技術者によりまとめた。
https://www.ohmsha.co.jp/book/9784274208331/
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1章 保全工学の概要
2章 保全活動の仕組み
3章 原子力発電所の保全
4章 原子力発電所の点検・保守・管理
5章 機器・構造物の保守経験と高経年化対策
6章 機器・構造物の欠陥検査方法
7章 機器・構造物の健全性評価
8章 機器・構造物の補修方法
9章 状態監視技術
10章 規制検査
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