福島第一原子力発電所の廃止措置における材料技術の役割
鈴木俊一

Reactor Pressure Vessel)を貫通して原子炉格納容器

.

は じめに(以下，PCV: Primary Containment Vessel)下部に溶け落ちていると推定．また，下部に落ちた溶融デブリ

地震に伴う津波により福島第一原子力発電所事故が発生しは PCV 下 部 の コ ン ク リ ー ト と 反 応 ( 以 下 ， MCCI:て，ほぼ 6 年が経過した．同発電所では汚染水対策など種Molten Corium Concrete Interaction)して，金属，セ々の課題に直面しながらも，廃炉に向けた取り組みが一歩一

ラミックス及びコンクリートが混在した材料が生成し歩着実に進められている．
本稿では，同発電所における事故後の安定化対策及び現在ていると評価．


2 号機事故時，水素爆発は生じなかったが，使用済

実施中の廃止措置の概要を解説するとともに，どのような材燃料プールからの燃料取出し及び原子炉からの燃料デ料技術が今まで適応されてきたか，また今後どのような材料ブリ取出しのため，既設の原子炉建屋上部を解体して技術が必要となるか，個人的な見解も交えて紹介する．

新たにカバーを設置することを計画中．実機データ，解析による結果，及び宇宙線ミュオンによる検知によ.

福島第一原子力発電所の事故概要と現状(1)り，燃料デブリは他号機とは異なりかなりの量がRPV 下部プレナムに残存しており，PCV 下部にも分散していると推定．

2011 年 3 月 11 日，東北地方太平洋沖地震により，福島第一原子力発電所(以下，1F)は冷却機能を喪失し，1 号機～4
3 号機事故時，水素爆発が生じた．使用済燃料プー号機は未曽有の原子力災害を生じた．このうち，炉心シュラ

ルからの燃料取り出しのため，原子炉建屋上部にカバウド交換工事に伴い使用済燃料プールに燃料が保管されていーを設置するための作業を実施中．実機データ及び解た 4 号機では，震災後すべての燃料が使用済燃料プールか析結果により，一部は RPV 下部に残存しているものら取り出されて，現在安定に保管されている．一方，1 号機，の，燃料デブリの多くは PCV 下部に溶け落ちている

2 号機，3 号機では炉心溶融を伴う大規模な損傷を生じ，使と推定．

用済燃料プールからの燃料取出し並びに溶融燃料取出しのた


4 号機事故時，3 号機で発生した水素が 4 号機に流めの準備等廃炉作業が鋭意進められている．ここで，1F1 号

れこみ水素爆発が生じた．原子炉建屋外部にカバーを機～4 号機の現在の状況は以下のようである．

設置し，使用済燃料プールからの燃料取出しを 2013




1 号機事故時，水素爆発が生じた．使用済燃料プー

年11月から開始し，2014年12月に完了．

ルからの燃料取出しのため，原子炉建屋上部へのカバ

長期間かかると予想される廃炉を促進するためには新たなー設置を準備中．実機データ， MAAP ・ SAMPSON

発想に基づく数多くの技術開発が必要である．具体的には，等の事故進展解析コードによる結果や，宇宙線ミュオ

国際廃炉研究開発機構(以下，IRID: International Researchンによる建屋外からの燃料デブリ検知により，溶融し 原子炉建Institute for Nuclear Decommissioning)により，◯た 燃 料 の ほ と ん ど は 原 子 炉 圧 力 容 器 ( 以 下 ， RPV:PCV 補修・止水，◯
PCV 及び RPV 内部調査，
屋内除染，◯

東京大学大学院工学系研究科原子力国際専攻特任教授(〒1138656 東京都文京区本郷 731)
The Role of Material Research for Decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Shunichi Suzuki (Department ofNuclear Engineering and Management, School of Engineering, The University of Tokyo, Tokyo)
Keywords: Fukushima Daiichi nuclear power plant, decommissioning, material research
2016年 9 月 6 日受理[doi:10.2320/materia.56.140]

特集 燃料デブリ性状把握，◯
 燃料デブリ臨界管理，◯
 燃料デブ◯ 燃料デブリ収納・移送・保管，◯
 固体廃棄物
リ取り出し，◯が重要である．
人材育成

◯の処理・処分に関する研究等とともに， RPV / PCV の健全

数 10 年と長期にわたる廃止措置を見越し，個々の技術性評価が安定化のための研究として鋭意取り組まれている(2)．

のみではなく，俯瞰的な管理のできる人材を戦略的に養成

以下では，事故初期における 1F 安定化作業とその後の廃し，現場を初めとする廃止措置に投入していくことが極め止措置のうち，材料技術に関する実績及び課題を紹介する．

.て重要である．

事故炉と通常炉の相違

.

1F 廃炉に必要な材料関連技術

主題に入る前に，先ず，事故炉と通常炉の廃止措置の違い廃炉に必要な材料技術として先ずあげられるのは，廃炉全を認識する必要がある． 1F のような事故炉の廃炉の場合，工程を通じて建屋・構造物の機能を維持し，必要に応じて補数多くの廃止措置作業が相互に関連しており，ある個別技術修を行うという設備保全に関する技術である．また，燃料デの枝葉的な詳細議論にこだわると不必要に時間がかかり，逆ブリ取出しやその後の保管に関する技術も材料面からの寄与にリスクを高める結果となることが懸念される．米国スリー 原子炉建屋，燃料プールが期待されている．具体的には，◯

マイルアイランド(TMI: Three Mile Island)事故において

 PCV 止水技術(例，止水用グラウト及び PCV 耐震評価，◯は，米国原子力規制庁は事前にリスクの本質を検討し，溶融 汚染水保管容器耐食性維持，◯
 燃料デブリの材材開発)，◯する燃料デブリを早く取り出すことが最大のリスク排除につ 燃料デブリ取出し用ツールの材料選料特性及び分布把握，◯ながると判断し，過度な規制要求を出すことによって大幅に

 臨界管理に必要な水質管理，◯
 取出し後の燃料デブリ
定，◯工程が遅延してしまうことがないように安全を最優先にしな 長期にわたる放射性廃棄物の管理などが相当す
長期保管，◯がら規制案件を配慮したとのことである． TMI では原子炉る．また共通技術としては，遮蔽材，電子機器・カメラ・光内に燃料デブリがあり原子炉を貫通していなかったことや，ファイバー等耐放射線材料の開発や，損傷個所の検査技術等水素爆発による建屋損傷と汚染拡大がなかったことなど，があげられる．但し，問題解決にあたっては，材料個別の課

1F の事象と大きな相違点がある．このため，1F 廃炉のよう題として対応するのではなく，構造，機器を含むシステム全な更に複雑な事象に対応するためには，個別の技術のリスク体の課題として捉えることが重要である．例えば，高線量環というよりも，全体を俯瞰してトータルリスクを管理するこ境下で使う電子部品は耐放射線性に優れた材料の使用が望まとが極めて重要な鍵となる．ここで，事故炉( 1F )と通常炉

しいが，現場環境が現状仕様を大幅に超えて現実的な材料選の廃止措置との間には，以下のような大きな相違点がある(3)．

択ができない場合には，放射線感受性の低い既存技術を改良

◯


◯

時間との戦いする方法(例えば，半導体素子を使った高性能耐放射線カメ最大のリスク要因である燃料や燃料デブリを取り出すまラではなく，撮像管を使用する手法(4))も選択肢の一つとなでの間，耐震評価を含め，塩水腐食，鉄筋腐食など時間依る．なお，電子機器に対する放射線の影響として，g 線照射存型の材料劣化事象を考慮する必要がある．

試験により 1 Gy/hour の高放射線下でも100時間以上の動作高放射線環境下の作業が可能なことが確認されている(5)．原子炉内のような更に高多くの作業が遠隔操作であり，高線量，狭い空間など現放射線領域では，電子制御よりも機械制御による遠隔操作が場に適応する遠隔ロボット技術が必要．但し，ロボット操望ましく(液圧制御ロボットも開発中(6))，使用材料も要求ニ

作のためには足場作り，エリア確保など，作業者が事前にーズに合わせて選定する必要がある．

行う作業が多数あり，アクセスルートの除染は必須である．
◯既設設備がほとんど利用できない
水素爆発や炉心損傷等により多くの機器が機能喪失しているため，状態を確認せずに設備を利用することができない．

◯◯

腐食対策

震災後の腐食対策(7)地震に伴う津波により冷却機能が喪失し，炉心及び燃料プールを冷却する緊急措置として海水が注入されたため，各設大量の放射性廃棄物

備 の 腐食 リ ス クが 顕 在化 し た ．ま た 3 号機 燃 料プ ー ル でほぼ全てが放射性廃棄物であり，多種多様な大量の廃棄は，崩落したコンクリート瓦礫により，プール水の pH が物をどのように保管，処理，処分するかなど，安全を最優11.2に上昇したため，アルカリ化による Al 製燃料ラックの先にしながらも，合理的な処理・処分を考える必要がある．

腐食が懸念された．このため，弱酸であるホウ酸注入によるリスク管理

pH 緩衝が採用され，中和後には水質は pH 9 付近で安定し通常の原子炉と同様の廃止措置管理では危険である．例た．震災後の比較的初期段階での燃料プール及び原子炉の腐えば，リスクのわずかな増大も許さない工事を行うと，結脱酸素，◯
塩分除去，食抑制策としては水の冷却とともに，◯果的にリスクの大きな増大を招く．また時間的な先送りが 微生物の殺菌が適宜適応された．注水への窒素バブルによ◯

リスク増大につながる．現場を中心とし，時間/空間/対象り溶存酸素は低減され，また閉鎖系の PCV / RPV において(放射性物質)を考慮した俯瞰的リスク管理を実施することは更に窒素ガス封入によって酸素の溶解が低減された．更

ま て り あ 第56巻 第 3 号(2017)
Materia Japanに，ヒドラジン注入による方法も併せて採用された．ヒドラ軸を考慮して見極めた上で，安全確保が可能なクライテリア

ジンは脱酸素剤(N2H4＋ O2→ N2＋ H2O)としてボイラー設備を設定することが肝要であり，学協会の専門的意見を取り入や PWR プラントでの実績が豊富であり，また殺菌作用があれた検討が必要であると思う．

ることから，微生物対策に対しても有効である． TMI では油混入などによる水質悪化の結果，微生物(藻)が原子炉炉内その他機器の耐食性評価

で繁殖して燃料デブリ検知に支障が生じ，1 年近く工程が遅上記以外として，汚染水処理設備の機器や保管容器の耐食延したとの苦い経験がある(8)．微生物の繁殖は当時米国では性評価，注水系配管の高流速環境下における流動腐食などが予期していなかった事象であったが， 1F においては近隣ダ腐食評価として重要である．例えば，汚染水はゼオライト等ムから冷却水を供給したこともあり，早期に対策が検討されを用いてセシウムなどの放射性物質を取り除き，容器に保管た．放射線の効果については，その後，日本原子力研究開発されている．高濃度セシウム保管容器には多少の塩分を含む機構(以下，JAEA: Japan Atomic Energy Agency)により評水が残存しているため，容器材料である SUS316L の孔食や価され，放射線環境下ではヒドラジンはより高い脱酸素効果

応力腐食割れが懸念された．JAEA は，放射線環境下での腐を示すことが確認された(9)．なお，ヒドラジンは高温で熱分食試験を実施し，容器に内包されているセシウム吸着材のゼ解が生じて水素が発生することや，解離により pH が上昇しオライトが鉄の腐食電位を自然電位よりも低下させ，海水塩スケール障害が生じるリスクが想定されたため，水温の低下分による容器腐食を発生しにくくすることを見出した(10) ．

が確認されてから，順に使用済燃料プール，原子炉系へと注

この結果は，容器構造材と内包される機能材との接触も重要入された．

な材料評価項目であることを示唆している．

205°
C超3N2H4 → 4NH3＋N2
350°
C超2N2H4 → 2NH3＋N2＋H2



冠水のための補修材開発(2)また使用済燃料プールでは，塩化物イオン濃度を 10 ppm

前述のように冠水工法は理想的な工法であるが，水張前に 油分や程度まで低減するため，モバイル型装置を用いて，◯は PCV 漏えい個所の特定と補修が必要となる．PCV 下部止 RO (逆浸透膜)/ED (電気透析)によ
放射性物質等の除去，◯水のためには，汚染水中にある大型構造物(例，直径約 10 m イオン交換樹脂による水質改善が行われた．原子る浄化，◯のドーナツ状タンクでリング外径約 30 m の圧力抑制室( S/炉系については水処理設備を通じて同様に塩分除去が行われ

C: Suppression Chamber))から，小さな漏えい部(合計約 5ており，現状は約数百 ppb と地下水レベルまで低減していcm 径程度)を検知し，更に高濃度汚染水中で補修する必要る．

があり，技術的に極めて高い困難が予想される．このため以上，腐食対策について述べたが，対策技術の長所と短所

IRID では， PCV 下部と S / C とを繋ぐ直径約 2 m のベントを熟慮した上で，段階を踏んで実機に適用されてきている．

管内に遠隔操作でグラウトを注入するなどの工法で，新たな水バウンダリーを S / C よりも上流側で構築することを計画



PCV等構造物健全性評価(2)している．ここで燃料デブリ(現在約 100 kW /基と推定)の今後の原子炉建屋及び PCV の機能維持を継続するために冷却を目的として， 1 プラントあたり 1 日約 100 ton の水がは，将来起こるかもしれない地震を想定した耐震評価が求め注入されているため，グラウトは流水条件下で固化する必要られるが，長期健全性評価にあたっては，事故直後に高温履があり，新たな水中不分離コンクリートが開発されている．

歴を受けその後再冠水されたコンクリート部材の強度変化やまた PCV 上部には電気ケーブル等を通すための貫通部が数

海水による鉄筋腐食，並びに原子炉系主要配管材である炭素百ある他，定期検査時に作業員や機器が入れる大型ハッチが鋼の腐食減肉を考慮に入れる必要がある．燃料デブリを冠水ある．これらにはシール材として高分子材料が使われている

させた状態で取り出す方法は，周辺環境並びに作業員への被ため，事故時に高温となり損傷した可能性が高い．このため曝低減の観点から確実な工法である．但し，冠水に伴い水重上部冠水のためには，被曝を極力低減可能な簡易的補修技術量が増加することや，その後の作業である燃料デブリ取出し(例，グラウト封入や遠隔溶接技術)が必要となる．のための重機や放射性物質飛散防止用セルの設置等により，建屋・構造物への負荷が増加する．また取出し前には，



燃料デブリ特性評価(2)(11)

PCV や RPV の蓋を開け系統が開放されるため，大気中の燃料デブリを取り出すためには，先ず生成物の基本特性を酸素が系統内に侵入する可能性もある．ここで，損傷を受け理解することが重要である．燃料棒は二酸化ウラン製の燃料た建屋・構造物の評価に対して，十分に保守性のある現行許ペレットとそれを収納するジルカロイ 2 製の燃料被覆管か容基準を適用することが適切であるかどうかには議論の余地ら構成される．燃料被覆管は 8 × 8 本や 9 × 9 本の束となっがある．何故ならば，過度に保守的な条件を満たすために技て ジ ルカ ロ イ 4 製 の チャ ン ネ ルボ ッ ク スに 収 納さ れ て お

術的難易度の高い補修作業を行うことは，作業の長期化ととり，中央部には水が流れるウォーターロッドが配置されていもに，多くの作業員被曝を生じる恐れがあるなど，トータルる．チャンネルボックス 4 体の中央には核反応を制御するで見ると逆にリスクが高くなる可能性があるためである．こ十字型の制御棒が挿入される．十字型の翼であるステンレスのような課題に対しては，構造物の許容状態とは何かを時間製の制御棒ブレードには，中性子吸収材である粉末状ボロン

特集B4C がステンレス製チューブに収納されて並べて配置されてが燃料デブリに含まれたかどうかは燃料デブリの長期保管にいる．事故により冷却が失われ高温になるとまず約800°Cで重要な情報となる．高野ら(12)は，海水中の塩素イオンは事被覆管が破裂し，約 1200 °
C で被覆管が急速酸化，約 1250 °C

故高温時に塩素として蒸発し，海水残留成分のマグネシウムで制御棒が内部の B4C とステンレスの共晶反応を伴い溶やカルシウムは燃料デブリに溶け込んで硬度を上昇させる一融，約 1500 °C で燃料の溶融が開始する． 2000 °C 近くなると因になると推定している．この例はまさに事故により生成し燃料溶融が急速に速まり，溶けた燃料は RPV 底部へと移動た材料(組成・成分)が燃料デブリ取出しのみならず，収納・し，炉内の構造物であるステンレス鋼，ニッケルや RPV 材保管にまで幅広く影響することを示唆しており，今後も継続の低合金鋼などと反応する．制御棒や炉内計装用管は原子炉して幅広くデータを取得し，事象の理解を深めることが，材の下から挿入されているため，落下した燃料デブリはこれら料専門家に求められている．の管あるいは RPV と管との溶接部を溶かして RPV を貫通し，PCV 底部へと流れ落ちると推定されている．PCV 底部



燃料デブリ収納缶(2)に落ちた燃料デブリはコンクリートと反応し，CO2, H2 等ガ取出した燃料デブリを保管する収納缶に求められる安全機スを出しながらコンクリートを浸食する．このように，温度 自然放熱等による除熱，◯
 軽量化，◯
 遮蔽，◯
 気密能は，◯上昇とともに種々の材料による溶融が生じて拡散・移動す 形状管理等による未臨界維持，◯

性向上による閉じ込め，◯る．ここで燃料デブリの主成分は U Zr O の固液二層であ 防食，◯
 火災等の防災である．このうち，水素発生抑制，◯るが，拡がりを含めた流動挙動を把握することは，事故進展

防食管理と水素管理については，燃料デブリ収納後にどれだを評価する上で重要なだけではなく，将来の取出しに必要なけ含有水を乾燥できるかがポイントとなる．防食技術の他，燃料デブリの位置推定，更には取出し後のデブリ成分推定に高性能水素触媒の開発も必要となる．

も極めて重要な示唆を与える．燃料デブリの溶融・凝固を伴う流動は，温度，相変態，粘性，表面張力など複雑に絡み合

放射性廃棄物の処理・処分(2)った数多くの因子の影響を受けるが，これはまさに鉄冶金に操業廃棄物は，基本的な廃棄物性状に係わる情報は把握さおいて培われてきた溶融金属流動評価が参考となる領域であれており，比較的管理された状態にある．一方，福島第一事る．また粒子法による流れ解析も，高粘性材の流体挙動評価

故廃棄物は，種類，量，物理的・化学的特性など多くの不確をする上で有望なシミュレーション技術である．材料と流体実性があるため，インベントリーの把握とともに，いかに廃の評価が融合すれば，材料から流れ，流れから材料を推定で棄物を安定化するかが重要な開発要素となる．長期的な安定き，例えば，数個所のサンプリング調査で得られた材料組成化の観点からは，コンクリート固化技術，ガラス固化技術，の情報から流れを推定して，他の箇所の材料組成を推定する防食技術などの材料関連技術が重要である．

ことも理想的には可能となるだろう．材料流体ハイブリッ
ド評価技術が進歩すると一つ一つが複雑で手間のかかる高線.

燃料デブリ取出しに向けて考慮すべき視点(2)

量下作業を大幅に簡略化することができ，取出・保管を含めた廃炉の加速化に対して大きな貢献が期待される．また燃料燃料デブリを取出すためには，以下の視点が重要である．

デブリ取出しにあたっては，燃料デブリの物理的・化学的特性の他，硬さ・靭性などの機械的特性を把握することも重要

1F における燃料デブリ取出し作業は，TMI2 と比較である．事前にこれらの情報を推定するため，IRID 研究として一層の困難が予想される．作業全体戦略，取出しして JAEA は模擬デブリを作製し各種データを取得してい工法，デブリ取出しツールの開発，廃棄物対策についる．その結果，硬さについては( Fe, Cr, Ni )2( Zr, U )等の金ては，学問領域を越えて国内外の叡智を結集する必要がある．

属では約 10 GPa 以下，( U, Zr ) O2, ( Zr, U, Ca ) O2 等の酸化物 で は 約 15 GPa 以 下 ， 制 御 材 の ホ ウ 化 物 ZrB2 で は 約 20

燃料デブリ取出し達成のためには，腐食評価も含め，GPa 以下となった．このように，燃料デブリ取出し治具の関連する各プロジェクトの目的・ゴールを明確にした設計では，高硬度材や延性材が不均一に多数混在している点上で，部分最適ではなく全体最適となるように計画し，柔軟に技術開発を行う必要がある．

を考慮にいれた上で材料選定を行う必要がある．また単に硬さのみならず，取出し速度や切削時の粉塵の舞い上がり，水戦略の策定にあたっては， End State (最終的にどう中・気中施工の可能性などの評価も重要である．特に燃料デしたいか)を考え，実現可能な様々なオプションを検

ブリ粉塵の舞い上がりは，作業中の放射性物質閉じ込めに対討し，その結果，第一案だけでなく必ず代替案を準備し最も考慮すべき事象であり，レーザを含む熱的手法を選択しておくことが重要である．

した場合には粉塵防止策を慎重に検討する必要がある．
その他，燃料デブリの熱力学的特性，海水塩と燃料デブリ

材料はすべての基本であり，上記視点を踏まえ，廃炉のニとの高温反応，核反応抑制材の Gd の分布状況，MCCI 生成ーズと材料シーズを適切にマッチングすることが肝要である．

物の材料特性評価など，取出しのみならず，その後の保管も見据えたデータ整備が必要である．このうち事故時に海水塩

ま て り あ 第56巻 第 3 号(2017)
Materia Japan


.

おわりに―材料技術への期待―

通常のプラント建設や運転・保守の分野では定常問題をいかにうまく解くかが鍵だが，廃炉は時間とともに状況が変わる，いわば非定常の課題である．どのようにして不確実性のある将来事象を予想し，そのリスクに対処するのか．真に重要な本筋(幹)はどこにあるのかを熟考し，安全かつ確実な方法で廃炉を行うことが極めて重要である．
最近本質的な問題を解決するための手法として有効であると 思 っ て い る の が ， 仮 説 指 向 計 画 法 ( Discovery DrivenPlanning)である．アプローチとしては，まず目標を明確にした上で，何を行えばその目標が達成できるかを考え，可能性のある仮説をたてる．次にどのようにしたら，その仮説が正しいと判断できるか，検証できる計画をたてる．最後に計画を次々と実行に移す．これを繰り返すことにより，不確実性のある事象の対応を含めた複数の案が浮かび上がるとともに，真に重要な本筋(幹)はどこにあるのかがより明確になるという概念だ．本質的に確率的な現象である腐食等材料評価にはリスク評価の概念が必要であり，腐食影響のある設備信頼性評価としては，ベイズ統計等確率的手法が導入されている．リスク評価を行うためには統計的確率，頻度の推定，損文

献( 1 ) 経済産業省ホームページ，廃止措置に向けた取り組み．
( 2 ) 平成 26 年度技術研究組合国際廃炉研究開発機構シンポジウム「廃炉への道」を切り拓く，2014年 7 月18日．
( 3 ) 岡本孝司，英知を結集した原子力科学技術・人材育成事業廃止措置研究・人材育成等強化プログラム，第 1 回東京大学人材育成セミナー，2014年12月11日．
( 4 ) 燃料デブリ取り出し代替工法に関する概念検討事業等の中間報告(平成27年 1 月29日資源エネルギー庁)．
( 5 ) ｢汎用重機やロボットにおける耐放射線評価と管理方法の基本的な考え方」，対災害ロボティクス・タスクフォース，2011年
4 月27日．
( 6 ) IRID シ ン ポ ジ ウ ム 2016 in 東 京 ～ 廃 炉 の 未 来 を 担 う ～ ，
2016年 8 月 4 日．
( 7 ) 深谷祐一，熊谷克彦東北大学原子炉廃止措置事業 平成 27
年度第 1 回専門家会議資料，2015年 6 月．
( 8 ) C. Negin: IAEA International Experts' Meeting Decommissioning and Remediation after a Nuclear Accident, 28 January
1 February (2013).
( 9 ) 本岡隆文，佐藤智徳，山本正弘日本原子力学会和文論文誌，11(2012), 249254.
(10) I. Yamagishi, et. al.: Journal of Nuclear Science and Technology, 51(2014), 10441053.
(11) P. Hofmann: Journal of Nuclear Materials, 270(1999), 194
211.
(12) M. Takano and T. Nishi: Journal of Nuclear Materials, 443(2013), 32
39.

失の重篤さを定める必要があるが，いかにして想定外を想定するのかとのパラドックスがいつもついてまわる．将来が読略

語めない不確実性の高い現象(社会)を完全に予測することは確かに困難である．但し，将来何が起こりそうかをよく考えて，あらかじめ何らかの備えをしておくことはできるだろ( 1 ) MAAP(Modular Accident Analysis Program)( 2 ) SAMPSON(Severe Accident analysis code with Mechanistic,
Parallelized Simulations Oriented towards Nuclear fields)

う．即ち，影響度合いが大きいと思われる不確実な事象を徹底的に洗い出し，それをモニタリングすることによって仮定の検証をしっかり行う必要があり，社会的影響の大きな材料評価や材料開発には，まさにこういった姿勢が重要であると強く感じている．

★★★★★★★★★★★★★★★★★★★★★
1957年 3 月 東京大学工学部金属工学科卒
株1957年 4 月～2015年 3 月 東京電力
この間，1988年10月～1990年 9 月 MIT 原子炉研究所客員研究員
2009年 4 月～2015年 3 月 東北大学客員教授
2013年 8 月～2015年 3 月 (兼任)国際廃炉研究開発機構
2015年 4 月現職
鈴木俊一
専門分野原子炉材料寿命評価，廃止措置全般◎東日本大震災以前は，SCC 等環境助長割れなどの電力設備材料に関する寿命評価研究に従事．震災以後は，福島第一原子力発電所廃炉に関する研究開発に従事．現在は廃炉基盤研究とともに廃炉人材育成を中心に活動．

★★★★★★★★★★★★★★★★★★★★★★★★★★★★★★



特集