ASME 運用保守試験プログラムにより原子力コンポーネントの運用準備を確保

元々は米国機械学会 (ASME) のボイラーおよび圧力容器規定に組み込まれていましたが、現在では、ポンプ、バルブ、および特定の動的拘束装置 (スナバー) の使用中試験に関する原子力発電所の運転および保守基準が独立しています。 とりわけ、稼働中試験プログラムは、既存の原子力発電所および新設の原子力発電所の弁の安全機能の準備状況と劣化を検出および監視します。

米国機械学会 (ASME) は、米国で最も古い規格開発組織の 1 つですが、その活動は州をはるかに超えて広がっています。 中国の北京にオフィスを構えています。 ブリュッセル、ベルギー; そしてインドのニューデリー。 その使命は次のとおりです。 エンジニアリングの面白さを伝えます。」

ASME は、既存および新規の原子炉設計で使用される多くのコンポーネントの使用前および使用中の検査とテストを実行するための特定の運転および保守 (OM) コードを提供します。 1960 年代から 1980 年代にかけて、使用中試験 (IST) 要件の多くが ASME ボイラーおよび圧力容器規定のセクション XI に組み込まれ、主にコンポーネントの機能テストではなく、標準化された溶接/コンポーネントの使用中検査 (ISI) 検査が扱われました。

ASME OM 標準委員会は、ASME の原子力発電所の運転および保守標準 (OM コード) を開発するために設立され、IST 要件と承認基準を開発および改良する際の効率を向上させるために、セクション XI から「ポンプとバルブ」要件を分離しました。 OM コードの要件は以下に適用されます。

■ 原子炉を安全な停止状態まで停止する、安全な停止状態を維持する、または事故の影響を軽減する際に、特定の機能を実行する必要があるポンプおよびバルブ。

■ 上記の 3 つの機能のうち 1 つ以上を実行するシステムまたはシステムの一部を保護する圧力解放装置。

■ 上記の 3 つの機能のうち 1 つ以上を実行するシステムで使用される動的拘束 (スナバー) (図 1)。

IST の目的は、ASME クラス 1、2、または 3 として指定されたシステムおよびコンポーネントの劣化を検出および監視することです。 クラス 1 (品質グループ A) には、原子炉冷却材を含み、原子炉冷却材の圧力境界を形成するシステムおよびコンポーネントが含まれます。 原子炉安全弁、原子炉冷却材圧力境界隔離弁、動力式リリーフブロック弁などの品目は、クラス 1 のカテゴリーに当てはまります。 クラス 2 (品質グループ B) 品目は、緊急炉心冷却、原子炉停止、残留熱除去システムなど、安全にとって重要な非品質グループ A のシステムおよびコンポーネントです。 クラス 3 (品質グループ C) のシステムおよびコンポーネントは安全性にとって重要ですが、クラス 1 または 2 には指定されていません。例としては、ディーゼル発電機サポート システム、用水およびコンポーネント冷却水ポンプなどがあります。

IST は、安全関連コンポーネントが起動されたときに安全機能を実行することを合理的に保証します。 このプロセスにより、電力会社は系統的に問題を特定し、安全関連コンポーネントが劣化している場合には修理または交換する措置を講じることができます。 IST は、コンポーネントの操作性を決定することを目的としたものではありません。 むしろ、技術仕様 (TS) 監視テストは、コンポーネントとシステムが動作可能であることを検証することを目的としており、前回の TS テスト以降に実施されています。 IST は、コンポーネントが次の TS テストまで動作可能であるという信頼性を提供することを目的としています。

OM コードは 3 つの部門に分かれています。 この記事の焦点である第 1 部「OM コード: IST セクション」は 6 つのサブセクションに分かれています。 サブセクションは次のとおりです。

■ ISTA サブセクション「一般要件」

■ サブセクション ISTB、「軽水炉発電所におけるポンプの稼働中試験 - 2000 年以前の発電所」

■ サブセクション ISTC「軽水炉原子力発電所における弁の使用中試験」