第１９回原子力委員会定例会議議事録

１．日時

令和５年５月３０日（火）１４：００

２．場

所

中央合同庁舎第８号館６階６２３会議室

３．出席者

～

１６：１０

内閣府原子力委員会
上坂委員長、佐野委員、岡田委員
内閣府原子力政策担当室
進藤参事官、梅北参事官
国立研究開発法人

日本原子力研究開発機構

安全研究・防災支援部門

日本原子力研究開発機構

安全研究・防災支援部門

西山副部門長
国立研究開発法人企画調整室
鬼沢研究専門官
サイバー・フィジカル・エンジニアリング技術研究組合
鈴木参事、高山常務、佐藤顧問
原子力規制庁

原子力規制部

審査グループ

研究炉等審査部門

審査グループ

地震・津波審査部門

金子安全規制調整官
原子力規制庁

原子力規制部

岩田安全管理調査官

４．議題（１）原子炉圧力容器の健全性評価について（日本原子力研究開発機構）（２）令和４年度福島国際研究教育機構(Ｆ－ＲＥＩ)先行研究の成果概要【分野４放射線科学・創薬医療・放射線の産業利用】について（サイバー・フィジカル・エンジニア
リング技術研究組合）（３）京都大学複合原子力科学研究所の研究用原子炉の設置変更承認（標準応答スペクトルを考慮した基準地震動の追加等）について（諮問）（原子炉規制庁）（４）その他－1－

５．審議事項（上坂委員長）時間になりましたので、第１９回原子力委員会定例会議を開催いたします。
本日の議題ですが、一つ目が原子炉圧力容器の健全性評価について、二つ目が令和４年度
福島国際研究教育機構(Ｆ－ＲＥＩ)先行研究の成果概要について、三つ目が京都大学複合
原子力科学研究所の研究用原子炉の設置変更承認（標準応答スペクトルを考慮した基準地震動の追加等）について（諮問）、四つ目がその他であります。
それでは、事務局から説明をお願いいたします。
（進藤参事官）一つ目の議題は、原子炉圧力容器の健全性評価についてです。
本日は国立研究開発法人日本原子力研究開発機構安全研究・防災支援部門副部門長、西山
裕孝様、企画調整室研究専門官、鬼沢邦雄様に御出席いただいております。
最初に西山様、鬼沢様より御説明いただき、その後、質疑を行う予定です。
それでは、御説明をよろしくお願いいたします。
（西山副部門長）御紹介ありがとうございます。ＪＡＥＡの安全研究センターの西山です。
早速ですけれども、お手元の資料に沿って、原子炉圧力容器の健全性評価について、現行
手法と確率論的手法というテーマで御説明申し上げます。
１枚めくっていただけますでしょうか。
ここでは、本日の説明の流れと、今回の発表の趣旨を説明いたします。昨年４月２６日のこの定例会議におきまして、電力中央研究所の曽根田氏から、軽水炉の長期運転に対して、
特に原子炉圧力容器鋼の中性子照射脆化につきまして、健全性確保のための全体的な状況の説明がありました。本日は原子炉圧力容器の健全性評価手法、ここにフォーカスして説明してまいりたいと思います。
説明では、まず破壊の可能性を評価する破壊力学的な観点から、現行の決定論による評価
手法について、簡潔に説明申し上げます。決定論では安全か否か、丸かバツかになっておりまして、亀裂の想定など保守側の評価となります。
後半の確率論的破壊力学、ＰＦＭと呼びますけれども、これは既に米国で利用が進んでおりまして、亀裂の存在を確率的に扱うなど、より現実的な評価手法であるものでございます。これを用いまして、このＰＦＭ評価につきまして、決定論とＰＦＭの対比を、まず説明いたしまして、その後、私どもＪＡＥＡが開発しましたＰＦＭ解析コードによって、ＰＷＲモデルプラントにおける原子炉圧力容器の破損頻度を解析した事例について報告いた

－2－

します。
次のスライドをお願いいたします。
最初に、現行の決定論的破壊力学に基づく健全性評価から説明いたします。こちらの右の模式図に示しますように、材料の破壊に対する抵抗力、破壊靱性、ここでは青い線で書いてありますけれども、これが原子炉圧力容器内面に想定する亀裂に作用する破壊力である
応力拡大係数、これは赤線で書いてありますけれども、これらは同じ次元を有しております。そして、これらが交差しないことで、脆性破壊を起こさない、すなわち健全であると現行の評価方法では判定しております。
ここの図中の青い線、赤い線の決め方につきまして、それぞれスライド４から８ページ、スライド９から１２ページによって説明させていただきます。
次のスライドをお願いいたします。
まず、青線の破壊靱性についてであります。破壊靱性は、先ほど申し上げました材料の抵抗力でありますけれども、ここに横軸、温度に示しますように、低温で低くなるような温度依存性を有しています。点線が未照射材のその温度依存性であります。原子炉の運転に伴いまして、炉心から中性子が原子炉圧力容器に当たります。そうすると、この図中の緑の矢印のように、破壊靱性は低下します。これは破壊靱性の温度依存性を示す曲線が、見掛け上オレンジの矢印で示してございますように、右側にシフトします。これを我々は中性子照射脆化と呼びます。
次のスライドをお願いします。５ページです。
ここでさらに、その中性子照射脆化につきまして、まず極めて模式的でございますが、説明してまいります。
左の図を御覧ください。これは縦軸が応力、横軸が温度でございまして、中性子照射によって材料中の微細組織が変化し、変形に対する障害が増えて、変形が難しくなって、材料の降伏応力、すなわちこれ以上負荷を掛けると、変形して戻らなくなる荷重が上昇する、
すなわち材料が硬化いたします。
ここで、左の図中には、降伏応力と脆性破壊強度の温度依存性を示します。黒い破線が脆性破壊強度でございます。これは、ほぼ温度依存性がなくて、一定であると考えられております。脆性破壊は降伏応力と脆性破壊応力が交差すると生じると、定性的には言われてございます。
図中の緑の破線は、未照射の降伏応力の温度依存性、そして中性子照射を受けて降伏応力－3－が上昇すると、緑の実線のように上側にシフトします。そうすると、脆性破壊強度と交差する温度が高温側に移行します。
これの定量的な評価指標について、右側の図で説明いたします。これはシャルピー衝撃試
験という試験によって実測されます。このシャルピー衝撃試験におきましては、左の上の写真にございますように、１０ミリ×１０ミリで、中央付近に２ミリ深さのＶノッチの試
験片を用います。これを試験温度を変えて、ハンマーでたたきます。ハンマーというのは振り子式のハンマーでございまして、それの振り上げ角と振り上がり角の差から、シャルピー衝撃試験片が破壊したときの吸収エネルギーが求められます。それをプロットすると、未照射材につきましては、青い破線のようになります。
そして先ほど示しましたように、中性子照射材は硬くなることから、遷移温度、破壊強度が示す温度、高温側に行きますけれども、シャルピーで取ったデータをつなぐと、青い実線のようになると。ある吸収エネルギーのレベルの温度の差を脆化量と呼びます。これは脆化予測法というもののデータベースになっておりますし、供用中の圧力容器の脆化を評価するための指標として、極めて重要になります。
次のスライドをお願いいたします。
今、説明申し上げました脆化量、シャルピー遷移温度のシフトですけれども、これは原子炉の運転前に原子炉圧力容器と同じ材料から切り出した試験片、監視試験片と呼ばれますが、これを収めたカプセルが、左の図にございますように、原子炉圧力容器の内側に装荷されています。
監視試験片の中性子照射量は、原子炉圧力容器の内表面の値よりも高い値となります。監視試験片といたしましては、右の図に示しますように、縦長い筒の中にシャルピー衝撃試
験片、破壊靱性試験片等が収められています。これらの試験片を計画的に取り出して、試験が行われます。シャルピー衝撃試験では、前のスライドで説明いたしました脆化量を求めます。破壊靱性試験片は、この下の方に写真がございますけれども、丸い穴にピンを差し込んで、引張荷重を掛けまして、亀裂先端における破壊に対する抵抗 値そのものを測定して、破壊靱性を適切に評価いたします。
そして、次のスライドに示しておりますが、照射後の破壊靱性曲線というのは、監視試験で求めたシャルピー衝撃試験データと予測法、そして破壊靱性の実測データから決定されることになります。
次のスライドをお願いいたします。

－4－

ここでは脆化予測について説明いたします。監視試験では、前のスライドの５で説明しましたように、シャルピー衝撃試験によって、未照射材と照射材の遷移温度の差、脆化量を実測いたします。
このグラフでは、縦軸が脆化量、横軸が中性子照射量として白丸として示してございます。
赤い点線で示す評価時期、すなわち図の青い丸で示す圧力容器内面の６０年運転の照射脆化予測量は、白丸で示します監視試験によるシャルピー衝撃試験で求めることができる脆化量実測値も用いまして、脆化予測法によって評価されます。
国内では日本電気協会でＪＥＡＣ４２０１と呼ばれる脆化予測法が規定されています。ここでは国内プラントの監視試験データと脆化メカニズムの理解に基づき、脆化予測式が作成されています。
予測式の入力変数といたしましては、材料中の化学成分、銅、ニッケル、中性子照射量、中性子束、照射温度となります。つまり６０年運転で見込まれる中性子照射量を入力することで、脆化量の計算値を求めることができます。そして脆化量の予測値といたしまして、
ここの青い丸、塗り潰しの丸で示しますけれども、計算値の予測誤差に基づくマージンを加算されたものが評価されます。
次のスライドをお願いいたします。
さて、この破壊靱性の曲線の設定方法について、このスライドで説明申し上げます。監視試験においては、シャルピー衝撃試験のほか、破壊靱性試験によって破壊靱性を実測するということを申し上げました。
この図、右の方の図を見ていただきたいのですが、縦軸が破壊靱性、横軸は温度のグラフに未照射材と、ここでは監視試験を３回実施されることによって求められた破壊靱性実測
データを白と黒の色の丸で示してあります。これらのデータを脆化予測法に基づきまして、
例えば評価時期とする運転開始後６０年で見込まれる照射量と、監視試験を実施したときの照射量の差分によって、脆化予測法によって求められる脆化量だけ温度方向、すなわち横方向に移動することで、青塗りの丸で示す６０年運転時の破壊靱性値をプロットすることにします。
例えば監視試験が６５年相当のデータの場合には、左の矢印、ここでいうと④、このように６０年相当の左側に移行することもございます。そして、これらの青塗りの丸を下限包絡する青の実線を健全性評価で示します。これが、ちょっと長くなりましたけれども、青色の破壊靱性曲線の決め方でございます。

－5－

次のスライドをお願いいたします。
次からは右側の赤い応力拡大係数の評価について、その方法について説明いたします。応力拡大係数とは、中段上の方に赤文字で示してございますけれども、材料に亀裂が存在した場合に、亀裂への負荷応力によって生じる破壊力を示す指標であって、赤文字で示しますように、応力の大きさに比例し、亀裂深さの平方根に比例するような式になります。この応力拡大係数が同じであれば、どのような亀裂形状であっても、その先端の応力場は同等とみなすことができます。
健全性評価におきましては、保守的に高い応力拡大係数となりますように、右上の図でグ
レーの圧力容器の模式図が書いてございますけれども、その内面に半楕円亀裂を想定することといたします。そして内圧による応力の影響を加味して、原子炉圧力容器の高さ方向に長い亀裂を想定します。また、亀裂への負荷としては、最も応力拡大係数が高くなる、
要はこの亀裂に負荷が大きくなる加圧熱衝撃、ＰＴＳとこれから呼びますけれども、そのＰＴＳ事象を想定いたします。
次のスライドでＰＴＳ事象について説明いたします。
ＰＴＳ事象では、配管の破断などの事故を想定いたしまして、そのとき非常用炉心冷却水が注入され、この図で示しますように、原子炉圧力容器の内面が急激に冷やされることで、
原子炉圧力容器の板厚方向に温度勾配が生じます。このときに発生する熱応力と内圧によって、原子炉圧力容器の内面には、高い引張応力が発生いたします。
次のスライドをお願いいたします。
このスライドでは、応力拡大係数の時間変化を説明いたします。このスライドの左側には 、応力拡大係数を求めるためのフローを示してございます。まず、左のフローにございます
ように、ＰＴＳ時の冷却水の温度と炉内の圧力の熱水力解析を行いまして、材料内での温度と応力の分布を伝熱解析で求めます。それらの時間変化は、右の図Ａに示しますように、冷却開始直後の時刻１から時刻２で温度勾配が大きくなって、時刻２では応力がピークを示し、容器全体が冷やされるにつれて、応力は低くなっていきます。
そして、これらの温度変化に基づきまして、亀裂最深点、１０ミリ深さの位置ですけれども、ここにおける温度と応力拡大係数の時間変化を求めます。
右下の図Ｂには、亀裂最深点における温度と応力拡大係数の時間変化を示します。これを温度と応力拡大係数の関係でプロットし直したものが、図Ｃになります。
次のスライドをお願いいたします。

－6－

図Ｃにありますように、右下の亀裂最深点の温度は、ＰＴＳ事象からの時間の経過とともに、運転温度である約２９０度から温度が徐々に下がって、応力拡大係数がピークとなりまして、左下へ下がっていくと、こういう時間の変化を示します。これはＰＴＳ時に数十分の間に進む応力拡大係数の変化でございまして、破壊靭性というのは、照射脆化によりまして、年オーダーで脆化が進みますので、このように健全性評価では、時間スケールの異なったものを組み合わせて評価していくことになります。
以上が応力拡大係数の決め方になります。
次のスライドをお願いします。
これはもう一度最初に示しました健全性評価の図でございます。破壊靱性の曲線が中性子照射によって右側に移動していきますので、これが応力拡大係数の赤い線と接すると、決定論的な評価におきましては、破壊と判定されます。
さて、次のスライドからになるんですけれども、亀裂の存在を確率論的に扱うなど、より現実的な評価が可能である確率論的破壊力学（ＰＦＭ）に基づく健全性評価について、説明申し上げます。
ここでは現行の評価では、繰り返しになりますけれども、保守的な値を用いまして、評価を行っています。実際には破壊靱性など、各因子は不確実さが含まれます。これらを考慮
して、過度な保守性を除いた上で、現実的な破損確率、破壊頻度を定量的に求める 手法がＰＦＭになります。
下の図を御覧いただきたいんですけれども、決定論評価では、図中の太い縦の実線同士を比べて破損の有無を評価します。ＰＦＭを健全性評価に用いれば、破壊靱性、応力拡大係数の確率分布を考慮し、これらが交わり、破損が生じる可能性を定量的に評価することができます。ＰＦＭによる評価は、より現実的な健全性評価が行われることになります。
例えば、米国におきましては、脆化量のスクリーニング基準が、亀裂貫通頻度の１０のマ
イナス６乗/炉・年を根拠に設定されております。さらに、供用期間中に実施する圧力容器の非破壊検査の検査範囲の低減や、検査間隔の延長の判断にも実際に用いられてございます。
次のスライドをお願いいたします。
ここでは、我々ＪＡＥＡの安全研究センターで、日本の原子炉圧力容器に適する評価を行うため、ＰＦＭ解析コード、ＰＡＳＣＡＬと呼びますけれども、この整備を進めてまいりました。本年２月には、従来ＰＷＲのＰＴＳ事象の評価のみ、取り扱っていたんですけれ－7－

ども、起動時、停止時などの通常運転時や、ＢＷＲの評価をできるように機能を拡張して、最新版のＰＡＳＣＡＬ５というものを公開しています。
この解析コードでは、国内の専門家から成るワーキンググループで検証してまいりました。
また、国内の原子炉圧力容器を対象とした標準的な解析要領を整備して 、公開してございます。そして、この要領といいますのは、電気協会の技術指針、ＪＥＡＧと呼ばれますけ
れども、これのベースとしても活用されています。
次のスライドから、ＰＡＳＣＡＬにおける破損確率の計算イメージ、破壊力学評価に用いる主な因子の不確実さの取扱いを説明いたしました後に、国内のＰＷＲモデルプラントを対象とした解析を説明いたします。
このスライドで模式的に示されてございますように、ＰＡＳＣＡＬ５では計算の入力 として、破壊靱性に影響する因子や、応力拡大係数に影響する因子のばらつきを考慮した確率分布から、パラメータのサンプリングを行いまして、ある一つの原子炉圧力容器の状態を決めます。その個々の状態に対する破損確率を求めて、それらを積分することで、入力条件に対するその確率を評価いたします。
モンテカルロ法に基づくサンプリングをイメージした場合には、例えば１０のマイナス８乗/炉・年と言われますように、非常に低い確率のものを評価するためには、１０の８乗以上のサンプリングが必要となるというイメージを持たれるかもしれませんが、一番下の四角で囲った式によりますが、数値積分で破損確率を計算することで、少ないサンプリング
数で十分な精度を得られるような工夫をしてございます。
次のスライドをお願いいたします。
この表では、現行の決定論的破壊力学とＰＦＭに基づく評価におきまして、主な因子を比較したものを示してございます。左側の１番列では、破壊靱性と書いてございますけれど
も、これに関わる因子といたしましては、①の脆化予測、②の破壊靱性、応力拡大係数に影響する因子といたしましては、③の亀裂の想定、④の過渡事象についてですけれども、決定論的手法では、これらは保守的なものが設定されています。
一方、右側の列を見ていただきたいんですけれども、ＰＦＭにおきましては、赤字で示し
ますように、現実的な確率分布を採用しています。健全性評価の判定基準となる⑤の判定におきましても、決定論評価では脆性破壊の発生のみを対象といたしますが、ＰＦＭでは亀裂が圧力容器を貫通する確率の評価も行うことができます。
これら①から⑤につきまして、次のスライドから具体的に説明申し上げます。

－8－

次のスライドをお願いいたします。
まず、脆化予測法につきまして、決定論的評価では、脆化量の予測値にマージンを加えて、保守的に青塗りの点を設定いたします。一方、確率論的評価は、脆化量に影響し、脆化予測式の入力パラメータである化学成分などのばらつきを考慮した分布を持つように、設定いたしております。
次のスライドをお願いいたします。
これは破壊靱性につきましては、決定論では、スライド８で示しましたように、破壊靱性、
この青い実線で示しましたように、下限の包絡線を設定いたします。一方、ＰＦＭの評価
では、破壊靱性はデータのイメージ、黒丸で示してございますけれども、最弱リンクモデ
ルによってばらつくことから、ワイブル分布に従うとしてモデリングを行って、この赤い線のように下限、上限を設定いたします。
次のスライドをお願いいたします。
亀裂の判定につきましては、前半で説明しましたように、決定論的評価では、深さ１０ミ
リの亀裂を想定いたします。ＰＡＳＣＡＬ５では、米国で製作されて運転されなかった原
子炉圧力容器によって実測された亀裂の大きさと数のそういったデータを基に作成されたシミュレーションコードを用いまして、この図のように、縦軸が亀裂の密度分布、横軸が
亀裂深さの赤い線を用いることになります。決定論的評価では、この深さ１０ミリの値を用いてございます。
次のスライドをお願いいたします。
過渡事象につきましては、決定論的評価では、左側の図に示しますように、ＰＴＳが発生
直後に室温まで冷却されて、直ちに内圧がゼロとなる大破断冷却材喪失事故を保守的に仮定したものが用いられています。ＰＡＳＣＡＬ５におきましては、右の図に示しますような冷却材温度、内圧の時刻歴を用いまして、こういった過渡を用いて評価することになります。
次のスライドをお願いいたします。
最後、破損の判定につきましてですけれども、決定論では、先ほど申し上げましたとおり、脆性破壊の発生を破損とみなして評価いたします。しかし、実際には、ここに模式的に示しますように、原子炉圧力容器の半径方向、Ｘ軸の方向ですけれども、ここを考えると、
温度は容器外面に近づいて高くなることから、破壊靱性が大きくなります。また、中性子
照射は容器外面に向かって減衰しますので、脆化量が小さくなります。このため、容器内－9－

面で脆性破壊が発生する場合に、亀裂が停止する可能性がございます。確率論的評価では、脆性破壊の発生確率だけでなく、亀裂の貫通確率も評価可能なものとなってございます。
次のスライドをお願いいたします。
このスライド以降、ＰＡＳＣＡＬ５を用いた解析例を御説明いたします。解析では、まず右の図に示しますように、青い破壊靱性と赤い応力拡大係数が交差する点からの温度差と、亀裂貫通頻度の関係、加えて、脆性破壊の発生確率と亀裂貫通確率を明らかにすることといたしました。解析コードと解析条件は、ここに書いてございますとおりです。
ここに書いてございます国内のＰＷＲモデルプラントとは、１９７０年代に運転を開始したＰＷＲプラントを念頭に、化学成分や材料特性等を設定したものでございます。これは具体的に個別のプラントを示すものではなくて、照射速度、すなわち中性子束など、公称値を参考に設定しているものもあれば、過渡条件や亀裂分布など、米国のデータを参考に、国内向けに設定したものを用いて、そういった条件で計算しました。
次のスライドをお願いいたします。
このスライドでは、オレンジの丸は、米国で抽出された過渡事象の発生頻度を用いまして、それぞれの過渡事象が発生した場合の亀裂貫通確率の掛け算の総和である亀裂貫通頻度を縦軸に、横軸は決定論で破壊靱性と応力拡大係数が交差する温度をゼロといたしまして、接するところからの温度差、つまりマイナス側になるほど、脆化量が少なくなりますけれども、その関係を示したものでございます。
繰り返しになりますけれども、オレンジのデータ点がＰＡＳＣＡＬ５で計算したデータ点になります。そして、交差する温度、ゼロ度というのは、上の方に点線で示しますように、
米国のスクリーニング基準の根拠となる亀裂貫通頻度である１掛ける１０のマイナス６乗／炉・年より低い値となりました。
次のスライドをお願いいたします。
ここではＰＴＳ事象で最も厳しい過渡である大口径配管の破断による冷却材喪失事故が発生した場合、条件付と我々は申しますけれども、発生した場合の破損確率の算出 結果をお示しします。
左の棒グラフにつきましては、脆性破壊が発生する確率、右は亀裂が貫通する確率です。
この棒グラフからお分かりになりますように、規格の決定論評価によって脆性破壊が判定するとされた場合、青の線で示しますように、ＰＦＭ評価では脆性破壊の発生が約１００分の１、亀裂が原子炉容器を貫通して破損に至る確率は、更に４０から５０分の１の程度－10－であるということを示しています。
最後、まとめになります。本日は原子炉圧力容器の健全性評価につきまして、破壊力学的な観点から中性子照射脆化を考慮した破壊靱性と、ＰＴＳ事象を想定した応力拡大係数との比較による現行の決定論的評価手法の概要を説明いたしました。また、より現実的な評価が可能となるＰＦＭに基づく手法につきまして、決定論と比較しつつ、不確実さを考慮した破損確率の評価手法を説明いたしました。
さらに、ＪＡＥＡが開発しましたＰＡＳＣＡＬ５を用いまして、決定論評価と対応する破損頻度確率についての解析事例を示し、米国の基準と比較いたしました。本日、説明いた
しましたように、ＰＦＭ解析が有用であること、そして今後、長期運転される圧力容器の健全性や検査の有効性確認等、リスクや重要度に応じた評価へＰＦＭが活用されるよう、
我々は貢献していきたいというふうに考えてございます。
最後に、付け加えさせていただきますと、ＰＦＭは破壊靱性等の確率分布を用いた計算ですが、基本は決定論による計算の繰り返しです。そのために従来からの脆化予測であった
りとか、破壊靱性評価法の継続的な改善が必要でありまして、これらを支える人材の確保、育成、さらには、ホット試験施設の維持強化が極めて大事と考えています。
我々といたしましては、例えばＪＡＥＡの原子力科学研究所でビーム炉として大学などにも利用していただいていますけれども、ＪＲＲ－３でございますけれども、これは材料試
験としても圧力容器の照射脆化研究には使えるような、そういった条件になってございま
すので、そういったホット施設を積極的に活用してまいりまして、関係機関と連携しながら、技術の継承、人材育成、知見の拡充を図ってまいりたいというふうに考えてございます。
以上、説明を終わりにしたいと思います。ありがとうございました。
（上坂委員長）西山さん、明解な説明ありがとうございます。冒頭お話がありましたように、
以前、定例会議でＡＴＥＮＡと電力中央研究所から原子力材料の 視点で、中性子照射によるミクロな格子欠陥の生成や集積、それから、マクロな亀裂がどう進展するかの説明を頂きました。今回は材料力学と確率論的破壊力学の視点から、その亀裂がいつ進展し、それが厚さ約２０センチを貫通するか否かの御説明を頂いたと理解しました。
それでは、委員会から質問させていただきます。
それでは、佐野委員、お願いいたします。
（佐野委員）御説明ありがとうございました。大変難しいお話を分かりやすく説明して いただ－11－

きました。
お話を伺って、結局、確率の手法を用いることにより、全体像が分かり、決定論的な手法
は、その中の一つの特定なケースである、ただ、常にコンサバティブな仮定を置いて、決定論的な手法を用いてきたので、結果的には、従来取ってきた決定論的手法の結果は、間違えていなかったことが再確認されたという理解でよろしいでしょうか。
（西山副部門長）そのように理解いただいてよろしいと思います。
（佐野委員）それで、圧力容器といっても例えば素材によっても違ってくるし、シーム、溶接の部分においても違ってくると思うのですが、これは、溶接の部分についても、このＰＦＭを用いて同じような結論を得ることができるのでしょうか。
（鬼沢研究専門官）原子力機構の鬼沢から回答させていただきます。
私どもＰＦＭで対象にしておりますのは、一応圧力容器全体となってございまして、今回の御説明の中には、母材での亀裂の分布といった表現がございましたけれども、もちろん溶接部、あるいは溶接部の近傍の溶接熱影響部、そういったところも対象とした解析を行うことができますし、私どもはそういった全体を通した評価をする必要があるというふうに認識しております。
（佐野委員）ありがとうございました。
次に、これの応用は、脆性破壊の発生の有無だけではなく、発生確率を出せることと、亀裂の容器の貫通の確率も評価できることで、例えば今後、原子炉の延長をしていくときの規制側の有力な手法になると思うのですが、規制側だけでなく、事業者側からみて、例えばどういう素材を使ったらいいかとか、製造者も含めて、応用の可能性があると思うのですが、その辺りはどうでしょうか。
実際アメリカなどでは、そういう製造側、事業者側がこの手法を用いて、何か進展があるのかどうか、もし御存じでしたら教えてください。
（西山副部門長）規制委員会のホームページでも公開されていますけれども、国内の事業者はＰＦＭの破損頻度の変化量をもって、検査間隔、圧力容器の継ぎ手の検査間隔であるとか、対象とする範囲を見直したいという、そういった動きがございますので、当然そういった申請が上がってくれば、規制側といたしましても、こういった手法を用いて、その妥当性を確認するということになると思います。
（佐野委員）日本の事業者はどうですか。
（西山副部門長）今の話は日本の事業者の説明です。

－12－（佐野委員）アメリカでは既に始まっているのでしょうか。
（西山副部門長）既にアメリカではそういった動きというか、そういう制度があります。
（佐野委員）ありがとうございました。これはつまりＰＲＡの導入の中で抜確率論的リスクア
セスメントの抜けていた部分である圧力容器に対しても、確率論的なアセスメントを導入
し、炉も含めた全体が確率論的な手法によってできることになると思うんですが、一昨年の４月から炉の検査が始まっていますが、あの中にこの圧力容器のＰＦＭは入ってくるのでしょうか。
（鬼沢研究専門官）原子力機構、鬼沢から回答させていただきます。
検査の中では、例えば何かしら有意な兆候が見つかったような場合には、それの重要度を判定する必要がございますけれども、その判定する際に、やはりリスクという観点で、それがどのぐらい重要なのかというのを判断するというやり方が、今おっしゃられた検査の制度の中に入っていると認識してございます。
ですから、実際の検査でどういった兆候が現れるかによるとは思いますけれども、万が一
原子炉圧力容器の検査などで、有意な兆候などが見つかった場合には、それの重要度を評価するために、このＰＦＭというのは有効に使われるものではないかと考えております。
（佐野委員）そうですね。ありがとうございました。そのほかの原子力先進国、フランス、あるいはロシアとかでは、これは既に導入されているのですか。
（鬼沢研究専門官）米国ではもう既に導入されていると今、話をしましたけれども、そのほか
では、欧州の一部、スウェーデンであったり、ちょっと国名は忘れましたけれども、幾つかの国でＰＦＭをリスク情報を活用した規制の中に取り込んでいるという事例があると認識しております。
（佐野委員）英国とフランスとドイツとか。
（鬼沢研究専門官）鬼沢ですけれども、フランスではまだ導入していないというふうに聞いております。英国については、ＰＲＡの方は使っていると聞いていますけれども、ＰＦＭがまだ具体的に使われているかというところまでの情報は、まだ持ってございません。
（佐野委員）分かりました。どうもありがとうございました。
（上坂委員長）じゃ、岡田委員、お願いします。
（岡田委員）御説明ありがとうございます。私の方は、昨年の４月２６日の定例会議のご説明を聞いていなかったということもあって、少し調べてみましたけれども、基本的なお話をお聞かせいただきたいと思うのです。この原子炉の圧力容器は、実際の発電炉でシャルピ－13－ー試験というのはされているということですね。
（西山副部門長）はい。スライドの６番、ここに監視試験カプセルといって、ちょっと途中途
切れていますけれども、長い筒状の中にシャルピー衝撃試験片というものが装荷されています。その装荷されたカプセルを、原子炉圧力容器の内側につるしてあります。そして、脆化量に応じて、計画的に監視試験カプセルを取り出して、脆化量をシャルピー衝撃試験
で測る、破壊靱性データを求める、そして予測法と照らし合わせて、予測法が合っているかどうか、そこで補正したものを予測法と実際のデータで、若干のオフセット補正みたいなのをやりまして、６０年まで評価すると、そういったやり方をしています。
（岡田委員）分かりました。そのとき、７ページのところですが、予測式の入力変数は 、材料の化学成分（銅、ニッケル）と書かれていますが、この銅、ニッケルというのは微量元素になるのですか。それとも不純物になるのですか。
（西山副部門長）銅は０．１５ウエート％ぐらいで、不純物という扱いとなります。ニッケルは強度を出すために合金の添加元素になりまして、たしか母材では０．６％、溶金では０．
８％ぐらい添加されています。
（岡田委員）ありがとうございました。ほかの化学成分というのは、余り問題にならないということですか。
（西山副部門長）予測法では入力データはこの二つなんですけれども、実際、３次元アトムプ
ローブと申しまして、圧力容器を小さい針に加工してそこに電界蒸発させて、その原子が飛ぶ時間と、２次元の検出器で３次元マップを構成することができて、そこにクラスターと呼ばれる溶質原子の塊が、転位の障害になって硬くなるようになるんですけれども、そ
こには銅、ニッケル以外にマンガン、シリコン、リン、そういった元素がございます。
ただ、シャルピーによる監視試験データとの化学成分の相関を見たところ、やっぱり銅、ニッケルが一番予測するには利いてくる元素ということで、そこには銅、ニッケルが入っています。ただし、今、改定中の予測法では、シリコンも利くということで、シリコンが入る予定と私は伺っています。
（岡田委員）ありがとうございました。そのとき中性子照射量というのは、４０年、６０年でどのぐらいになるのかというのをお聞きしたいのですが。
（西山副部門長）一般的な話なんですけれども、６０年でスリーループのプラントだと、６×１０、あるいは７×１０の１９乗ニュートロン・パー・センチメートル２乗１平方当たり
７×１０の１９乗、４０年だとその３分の２ですか、たしか５とか４とか、そのぐらいに－14－

なると思います。
（岡田委員）ありがとうございました。そして、もう一つお聞きしたいと思ったのは、最後の西山さんのお話で、人材育成が大事だという話をされていましたけれども、例えば大学でどういう人材がと思うと、原子力学科というよりは、材料とか機械工学科などの学生かなと思うのですけれども、そういう学科や原子力の学科に、ＪＡＥＡの方々がアプローチするということはやっているのでしょうか。
（西山副部門長）私事で恐縮ですが、私は原子力学会の材料部会に入っておりまして、夏期セミナーであるとか、年会のポスターセッションであるとか、そういったところで、コロナ
でちょっと面着は無理だったんですけれども、前回は対面になりましたので、いろいろ話をさせていただいたりとか、東北大の大洗の金属材料研究所には、夏の学校ということがございまして、毎年３０から４０人の全国の大学の学生さんが参加して、シャルピー衝撃試験であるとか、アトムプローブの分析をしています。ですから、ネットワークはございます。
ただ、必ずしもこういう鉄鋼材料をやっている大学の先生方、学生さんは少ないので、材料と言わず、特定の分野でも構わないので、基礎的な学力であるとか、非常にキャラクタ
ーがコツコツやるタイプであるとか、そういった方々がいれば、十分我々が指導して、そういった人材を育成していきたいと思います。
照射試験に限って言えば、ＪＭＴＲが廃炉になりましたけれども、ＪＭＴＲで照射を行っていたのが鬼沢と私の２人で、その後の世代は誰もやったことがないという状況ですので、先ほど申し上げましたように、特にＪＲＲ－３とか材料部会でも説明、積極的に発信してまいりますので、大学とも共同研究を結びながら一緒にやっていきたいと思います。
（岡田委員）どうもありがとうございました。私もＪＭＴＲを使った人間として、やはりいろ
いろな学科の人たちが原子力分野に入ってきてくれるといいと思っておりますので、どうかよろしくお願いいたします。
以上です。
（上坂委員長）それでは、上坂から。非常に多くのパラメータが出てきますので、その確認をさせていただきたいのです。まず、６ページで監視試験片ですが、運転当初からシャルピ
ー試験片と、それから破壊靱性試験片が装てんされていると。
それから、８ページの左側のシャルピー試験片からは、破壊時の吸収エネルギーが測定されると。それから破壊靱性試験片からは、破壊靱性が測定されると。

－15－

そして、これらがどう使われるかは、２３ページ。内面亀裂が進展するかどうかは、破壊
靱性試験片から測定される縦軸の破壊靱性の値。それから、別途評価している非常用炉心冷却水注入時の亀裂に作用する破壊力、これが接するかどうか。接した場合、この亀裂進展開始指標となるということであります。
それで、この図では、破壊靱性の値が使われるのですが、シャルピー試験で得られる吸収エネルギーというのは、この図ではどこに使われることになるのでしょうか。
（西山副部門長）西山です。
この図でいいますと、青い点線から青い線を動かすために、シャルピーデータと予測法が用いられます。動かした破壊靱性データを下限包絡して、青い実線を決めるということで、ちょっと複雑ですけれども、そういったやり方になっています。
（上坂委員長）それは８ページ目の左や右に出ていますね。この横方向の矢印ですね。
（西山副部門長）はい、おっしゃるとおりです。
（上坂委員長）これをシャルピー試験から測定して、それで靱性をずらしていく。そういう理解でよろしいですね。
（西山副部門長）はい。
（上坂委員長）それから、このページで、この監視試験片ですけれども、一部の原子炉では、その数 が必 ずしも 潤沢 ではな い。 かつ当 初か ら装て んさ れてい なけ ればな らな いので 、様々な工夫をしながら試験をやっていると伺っております。その妥当性の基準はいかがでしょうか。
（西山副部門長）その再生された試験片の値が大丈夫かどうかということですか。
（上坂委員長）ええ。どのように足らない部分を補っていて、それがしっかりとした指標に基づいた基準でやっているかどうかです。
（西山副部門長）この左上のシャルピー衝撃試験、Ｖノッチが入っている１０ミリ×１０ミリ
×５５ミリですけれども、このノッチの反対側にハンマーを当てて、試験片を壊します。
そのためにノッチから離れた部分は、未変形部分というふうになります。大体右端から１４ミリぐらいは、多分使える範囲だと言われておりますので、例えば１０ミリ使った場合には、その両脇に溶接でトータルで５５ミリになるように溶接 線を二つ付けて、５５ミリの監視試験片を再生すると我々は言いますけれども、そういったものを再生して、シャル
ピー衝撃試験を行えるようにするという、そういったものがＪＥＡＣ４２０１にも規定されておりまして、少し前のＪＮＥＳというところでのプロジェクトですけれども様々な研－16－

究、解析によりまして、そのインサートと呼びますが、挟み込む長さの妥当性であるとか、溶接の温度によって照射脆化が回復しないようにするとか、そういったものについて規格ができております。
（上坂委員長）分かりました。
それで、もう既に御説明の中で御言及がありましたが、研究炉を使って加速試験をするということ。ＪＲＲ－３等国内の炉を使うと。ＪＭＴＲはもう使えないのでね。海外への研究炉の使用の可能性、実績はいかがでしょうか。
（西山副部門長）海外は昨年だったか、ＬＶＲで照射したものを、我々ＪＡＥＡのＷＡＳＴＥＦというところに持ち込んで、照射後試験をしようとしています。もう持ち込んだかどう
か、ちょっと確認しないといけないんですけれども、ＬＶＲで照射しました。
非常にお金が掛かって、コロナ禍であって、コミュニケーションも取れなくて、そして
我々、若い研究者が立ち会うこともできなくて、ちょっと残念な結果だったんですけれども、その照射した材料、いろいろな観点からいろんな材料を入れていますので、使っていきたいというふうに考えています。
あと、海外でいえば、ベルギーのＢＲ２が照射脆化の研究には使える。あと、アメリカの
ＡＴＲ、これも材料試験に適した炉と考えています。あとフランスでは、ジュールホルビ
ッツがＪＭＴＲと同じような高温高圧水ループ中で照射できるような、そんなものを造っているというところでありますけれども、ちょっと運転開始時期は今のところ、あんまり
クリアになっていないというふうに、私は聞いています。
（上坂委員長）ありがとうございます。ＬＶＲはこれはチェコでしたね。
（西山副部門長）チェコです。
（上坂委員長）チェコの炉ですね。分かりました。
それから、次に２４ページですね。これはとても重要なデータだと思います。これは黄色
い線が、日本のＰＷＲの平均的な値で計算済みですね。そうすると、この零度が、先ほどの青い線と赤い線の横方向の間隔がゼロ、つまり接したところですね。しかしながら、ここの亀裂進展のところですが、そこですらアメリカの基準と比較すると１桁、１０分の１
余裕があると、こう理解してよろしいですかね。
（西山副部門長）はい、そのような御理解でよろしいと思います。
（上坂委員長）そうしますと、次の２５ページですけれども、今、亀裂進展が左の棒グラフの確率ですね。そこが零度だとします。更にそれが厚さ方向に対する亀裂が貫通するという－17－

右の棒グラフへは、更に４０分の１から５０分の１ぐらい余裕がある、つまり先ほどの二つ、２４と２５ページを総合すると、二つの青の線と赤の線とが接しても、アメリカの基準に対して４００分の１から５００分の１の余裕があると、そういうふうに理解してよろしいでしょうか。
（鬼沢研究専門官）ＪＡＥＡの鬼沢です。
すみません、今の御理解につきましては、ちょっと補足させていただきますと、２４ペー
ジの結果は貫通頻度、貫通しておりますので、２５ページでいうところの右のグラフに相当します。ですから、この二つを合わせて１００分の１のまた４０分の１ということではなくて、１００分の１というものが、ああいった結果が２５ページの右側になってございます。
２５ページのグラフにつきましては、日本の決定論的な評価の左側の棒グラフという 脆性
亀裂が発生する時点と、亀裂が貫通するまでの間の差を示してございますので、そこは５０分の１ということで結構かと思うんですけれども、２４ページの１００分の１というのは、もう既に亀裂が貫通するところまでを見た結果ということでございます。
（上坂委員長）すみません、１００分の１とおっしゃったのはどこですか。
（鬼沢研究専門官）１０マイナス６乗に対してマイナス７乗というのが、ごめんなさい、１０
分の１と４０分の１で４００分の１と、そうではなくて、１０分の１は１０分の１でございますということと、それからもう一つ補足なんですが、２４ページの結果は、実はこれは国内のプラントでも古いものに相当します。ですから、平均的なＰＷＲではなくて、割と古いものがこういった高い値になるというふうに、我々は認識しておりまして、逆に新しいプラントは、たとえ６０年運転をしても、鋼材中の化学成分、不純物が少ないといっ
た違いがございますので、ここまで大きな値にはならない可能性があるというふうに思っております。
（上坂委員長）分かりました。そうしますと、２４ページのこのＰＷＲに関する古い方の計算
値は、亀裂貫通確率ですか。
（鬼沢研究専門官）おっしゃるとおりです。２４ページは貫通の方でございます。
（上坂委員長)分かりました。
それから、冒頭申し上げましたが、ＡＴＥＮＡに定例会議で御説明していただいた後の質疑で、原子力委員会からこの原子炉圧力容器の中性子照射脆化評価に関する国民に分かりやすい説明資料を作成して、公開していただけないかとお願いいたしました。結果、８ペ－18－

ージ物ですけれども、昨年１１月３０日に公開いただきました。
是非、ＪＡＥＡにも、ＡＴＥＮＡの原子力材料学的照射脆化の説明から進めて、確率論的
破壊力学的に亀裂の状態に関する国民にも分かりやすい資料を作成して、公開していただ
きたいと思うのです。いかがでございましょうか。
（西山副部門長）西山ですが、承知いたしました。
それで最近、長期運転がいろいろ報道があって、我々もメディアから取材を受けて、これ以外にも脆化のメカニズムであるとか、いろんなスライドを作ってございます。そのスライドを併せて公開するとともに、原子力委員会、ここで報告された電中研とかＡＴＥＮＡの資料に代える形で、我々どものホームページに掲載したいと思います。
（上坂委員長）是非よろしくお願いします。テレビニュースでも電中研のアトムプローブの結果とか、シャルピー試験の結果。映像がもう出ている時代になりましたので、是非よろし
くお願いします。
ほかの委員の方から質問はよろしいですか。いいですか。
それでは、説明どうもありがとうございました。どうかよろしく今後とも御説明の方をどうかよろしくお願いします。
議題１は以上でございます。
次に、議題２について、事務局から御説明をお願いいたします。
（進藤参事官）二つ目の議題は、令和４年度福島国際研究教育機構（Ｆ－ＲＥＩ）先行研究の成果概要【分野４

放射線科学・創薬医療・放射線の産業利用】についてです。本日は、サイバー・フィジカル・エンジニアリング技術研究組合、参事、鈴木宏正様、常務、高山
光弘様に御出席いただいております。最初に鈴木様、高山様より御説明いただき、その後、質疑を行う予定です。
それでは、鈴木様、高山様、御説明をよろしくお願いいたします。
（鈴木参事）サイバー・フィジカル・エンジニアリング技術研究組合の鈴木と申します。今日は高山と一緒に御説明に参りました。どうぞよろしくお願いいたします。
今日は令和４年度の先行研究ということで、超大型Ｘ線ＣＴ装置を活用した産業のデジタ
ル化技術の開発等に係る調査事業ということで、成果の説明をさせていただきます。
では、次のページをお願いいたします。
本調査事業の提案の概要ということですけれども、Ｆ－ＲＥＩ新機構の中でサイバー・フィジカル・エンジニアリング技術、これは後ほど御説明したいと思いますけれども、それ－19－

を用いた日本型ものづくりのデジタルトランスフォーメーションを実現するための技術開
発、研究開発を通して、日本の国際競争力を高めていこうということでございます。この目標のために、ここではＦ－ＲＥＩの中で、この三つの①②③の研究テーマについて研究開発を行うことを提案しております。
最初が超大型Ｘ線ＣＴシステム技術の研究開発ということで、下の方に絵が出ていますけ
れども、左側の隅のところに小さい絵が出ていますが、ここにガントリー式の超大型Ｘ線
ＣＴ装置、車両１台を丸ごと測れるような装置を開発するというのが①でございます。
超大型Ｘ線ＣＴから出てくる画像のための基盤的な画像処理技術を開発するというのが②でございます。
そういったデータを活用して、ものづくりに生かしていくというような技術を開発するというのが③となります。
上坂委員長からも毎回御指摘いただくんですけれども、ここでは超大型Ｘ線ＣＴ装置１台
のみでこういったことを実行しようということではございませんで、そのほかに、例えば中型、小型の線源の電圧でいうと、４５０ｋＶであるとか、２２５ｋＶ、あるいはもっと低い電圧のＸ線ＣＴも使いますし、さらには、Ｘ線ＣＴ以外の光学式のスキャナーのデジタルとか、そういったものも活用しながら、総合的にデータを取っていくということでございます。
今回の資料では、その中でも我々が超大型Ｘ線ＣＴ装置を開発するというような言い方をしてしまうので、どうしてもこれだけ使うのかという話になるんですけれども、実際にそうではないということは、ちょっと御承知おきいただければと思います。
次のページをお願いいたします。
今回の先行研究では、①②③に関しまして、ここの少し青く塗ってある升目のところ に書いてあるような調査を行いました。①については（１）でＸ線ＣＴ技術、デジタル化拠点の中長期事業化に関する予備調査、あと（２）で超大型Ｘ線ＣＴ装置の設計に関する調査ということで、ここに書いてあるような七つの調査を行ったということでございます。
実施体制ということで、委員会活動でやったものとか、あるいは一部外部に委託したもの、あるいは技術研究組合でございますので、企業のメンバーが組合員として参加していますので、その組合員に委託して行ったものというのがございます。
それから、下の方に福島での事業であるということで、福島県のハイテクプラザ、昔の工業試験場かと思いますけれども、そこと連携して行ったものであるとか、あるいは地元と－20－

の連携なんですけれども、上の方からいうと、会津大学とか福島高専に御参加いただいた
り、あるいはＮＴＳという会社は、金属のアディティブマニュファクチャリング、造形装置を使って試作部品を作っている会社なんですけれども、そこの地元企業にも参加いただ
いたということでございます。
この一つ一つについて、簡単に御説明していきたいと思っています。
４ページ目の方をお願いします。
まず、最初のＸ線ＣＴ技術、デジタル化拠点の中長期事業化等に関する予備調査ということなんですけれども、簡単に言いますと、超大型Ｘ線ＣＴプラスいろんな装置を置いて、拠点を作りたいということなんですけれども、その拠点について、どのようなユーザーのニーズがあるかということを、要件の調査ということでアンケートあるいはヒアリングで行いました。さらに、その調査に基づきまして、拠点はどういうふうなものにしたらいいのかというようなことを計画として立案したということでございます。
５ページ目の方をお願いします。
まず、概要ですけれども、委員会活動として民間企業の方とか、あるいは放射線の専門家の方に集まっていただきまして、委員会を設置いたしました。それと同時にヒアリングの実施ということで、この拠点に関わる利用者であるとか、研究開発をする人であるとか、いろんなステークホルダーになるようなところにヒアリングを実施しております。ユーザ
ーが中心なんですけれども、それを実施しております。
どんなヒアリングをしたかというのは、次のページに載せてあります。そういった調査の結果から、建屋のレイアウトであるとか、そういったものを拠点の計画として策定をしたということでございます。
６ページ目をお願いいたします。
６ページは、先ほど申し上げたアンケートでどんなことを聞いたかということなんですが、調査先としては、パワーユーザーになってもらえるであろう自動車メーカーであるとか、
自動車部品のメーカー、あるいは宇宙航空関係等にヒアリングをしております。
何を聞いたかというと、もしもこういった施設ができたときに、どういうものを測りたいですかと。これは超大型Ｘ線ＣＴについて聞いていますので、大きなものが中心の回答になっています。あと利用目的は何ですかと。品質の検査であるとか、リバースというのは部品の形状を測って、そこから設計データを逆に作っていくというような技術になってい
ます。

－21－

それから、利用頻度、これは今回、割とシビアな回答が多かったんですけれども、それはコスト次第だねということで、どのぐらいのコストだったら、このぐらい測りたいというような回答が出ています。
あと、利用形態なんですけれども、やはり自社の中で測るということではなくて、こうい
った共用の施設で品物を測るということになるので、何を測っているかということを他者に知られたくないであるとか、測った後のデータについても管理が十分でないといけないとか、そういったような要件が出てきています。
あとは、⑤のところには、大型Ｘ線ＣＴ装置ばかりじゃなくて、いろいろな装置もワンストップで測れるようにしてほしいとか、あるいは、このぐらいの広さが必要ですねとか、あるいはサポートが必要だというようなことが回答としてありました。
次のページをお願いいたします。
以上の要件を満たすものとして、どういう施設にしたらいいかということを、国内、国外の同様の研究施設の建屋、あるいはそういったものを調査して、レイアウト設計と、あと
パースというんですか、右下のところに建屋の絵が出ていますけれども、こういったものを作成いたしました。動線であるとか、必要ないろいろな研究室であるとか、実験室であるとか、そういったものがどういうものが必要だとか、そういったデータからこういった
レイアウトを作成しております。
次のページをお願いいたします。
①に関する二つ目の調査研究は、超大型Ｘ線ＣＴ装置の設計に関する調査ということで、先ほど小さい絵をお見せしましたけれども、今回開発しようとしております超大型Ｘ線ＣＴを実現するための技術課題の洗い出しと、それから、技術開発計画を作ったということでございます。
９ページ目をお願いいたします。
実は４年前ですかね、経産省からの調査研究を委託しておりまして、そこで一応、超大型
Ｘ線ＣＴ装置の基本設計の概念設計、そういうものを行っているんですけれども、それをベースにして、今回は基本設計を行ったということでございます。その基本設計に基づきまして、さらに令和５年から３か年で、それを実装するような計画を立案したということになります。
ポイントとしては、いろんな要素部品が必要なわけですが、Ｘ線源であるとか、ガントリ
ー、それから検出器、それから基本的な再構成技術というふうなところを、どういったも－22－

のが必要かということを計画したということです。
９ページ目の右下の表は、そういう基本設計において、どのぐらいのＸ線ＣＴの性能といいますか、仕様といいますか、それが実現できるかということがまとめて書いております。
赤字で書いてあるのは、先ほど私が申し上げましたように、以前行った基本設計のところから何年かたちまして、技術も進化しているということで、少し性能のアップが図れるのではないかというのが、赤字の数字になっております。
次のページをお願いいたします。
次のページは、実際にそれを３次元のＣＡＤのモデルで作ったものでございまして、ちょっと見にくいんですけれども、右側の３次元の絵の青で塗ってあるものが、これが車両になります。なので、車両１台丸ごとが、トンネルのようなところを通過していくことによって、ＣＴスキャンを行います。病院のＣＴスキャンでいうと、この青いものが人間でございまして、人間がそのガントリーの中を潜っていくことによって、ＣＴ画像を撮るということに相当します。
次のページをお願いいたします。
次は②の超大型Ｘ線ＣＴ装置の画像処理基盤技術の高度化調査ということで、ここではこういったＸ線ＣＴに関する画像処理技術については、古くから、古くはないかもしれませんけれども、例えば医療分野も含めて、研究が多数行われておりますので、産業用を中心にして、研究の動向調査を文献等を調べることによって、Ｆ－ＲＥＩで行う研究開発テー
マのリストを作っていったということでございます。
１２ページ目をお願いいたします。
ここに書いてありますように、会津大学、福島高専、東大、都立大、一橋大、理研、産総研から委員会に参加していただきまして、それぞれの先生方に御自分の得意とされている分野について、文献調査を行ったということでございます。それを御発表いただきまして、全体としてまとめていったということです。
あと、②としましては、専門家をお呼びして、セミナーを開催していただきました。それから、③としては、企業に赴いて、視察といいますか、ヒアリングを行ったということでございます。
１３ページ目をお願いいたします。
以上のような調査に基づきまして、研究開発としてこんなものをやった方がいい、こんなことをやるべきであるということで、三つのカテゴリーに大きく分けまして、キーワード、－23－

どういう画像処理の技術を開発すればいいか、しなければならないかということで、テーマを洗い出していったのが、この１３ページ目ということになります。
Ｘ線ＣＴでは、断面図を作るための再構成計算というのが非常に基盤になるわけなんです
けれども、そこを高度化することによって、例えばいわゆるアーチファクト、ノイズのようなものですけれども、それを低減するであるとか、スキャンを高速化するというふうなことをやっています。
それから、真ん中のところでは、産業応用を見たときに、例えば部品に分解していくであ
るとか、そういったセグメンテーションの技術であるとか、そういったものを中心にした
産業応用向けの基盤的な技術、それから一番右側としては、そういった技術をベースにして、新たにいろいろな応用分野を開発していくための技術ということで、まとめてございます。
次のページをお願いします。
③はデータの活用という分野になるわけですけれども、今の②でＸ線ＣＴの画像は高品質なものが得られたとして、どういうところにそれが使えるであろうかということを調査をしたということでございます。
一つ目が、Ｘ線ＣＴデータを基にしたデジタル化技術とデータ活用に関する調査ということで、二つ行ってございます。一つ目が③（１）－１ということで、Ｘ線ＣＴによる金属
ＡＭ、付加製造ですね、アディティブマニュファクチャリング部品の欠陥検出及び形状計
測ということでございます。まずこれについて御説明します。
１５ページ目をお願いいたします。
近年、金属のアディティブマニュファクチャリングというのが、非常に有効な製造技術であるとされます。非常に複雑な形のものを、従来、例えば部品点数が１５、２０もあった
ものを、一つにまとめて作るであるとか、内部に非常に複雑な構造を作って、性能を実現するといったことで、注目を浴びているわけなんですけれども、いろんな方式があるんですが、その中でも粉をレーザーとかで固めていって、部品を作るというようなことが行われています。
そうすると、当然レーザーで照射して溶かして固めるというプロセスの中で、どうしても内部に欠陥が発生することがあるということで、このＸ線ＣＴで撮像をして検査をするというのは、非常に有効であるというふうに言われています。
今回は、先ほど申し上げましたＮＴＳという福島県内の規模があんまり大きい会社ではな－24－

いんですけれども、小さい会社なんですけれども、付加製造の装置を十数台、自社で導入
して、いろんな試作部品を作って、非常に先進的な企業さんに協力いただきました。１５
ページ目の右上に書いてあるのが、エンジンの部品を模したものになりますけれども、こういったものを設定していただいて、これを実際に製造していただいて、それをＸ線Ｃ Ｔ
で撮ってみたということです。
１５ページ目の下の方の絵が、その上の部品をＸ線ＣＴで撮ったときの断面の様子になっています。この赤で書いてあるところにＶｏｉｄと書いてあるんですけれども、これは内部欠陥ということになります。
内部欠陥は実際には非常に微妙なものが多いので、確実に検出できるかどうかを調べるた
めに、人工的にあらかじめ人工欠陥を入れておくというようなこともやっています。さらには、実際に部品を切断して、そのＸ線ＣＴで欠陥があった場所を切断して、実際に欠陥があったかどうかというふうなことも示して確認しております。
次の１６ページ目をお願いします。
基本的には、Ｘ線ＣＴを撮れば、内部の断面の絵が撮れるので、欠陥があるかどうかということは見れば分かるんですけれども、この画像が非常に多うございますので、作業者の方が全部の断面をずっと見ていって、欠陥があるかないかというのを調べるのは、非常に大変な作業になります。今回初めて分かったんですけれども、Ｘ線ＣＴはいいけれども、その作業をするのは非常に厳しいので、導入しても使えないかもしれないという懸念を持たれている企業が多いということでした。今回は機械学習を使って自動的に欠陥検出する
ソフトウエアというのを試みに適用いたしました。その結果、非常によく欠陥が検出できるということが分かったということでございます。
次に、１７ページ目をお願いいたします。
１７ページ目は、福島県のハイテクプラザと連携したテーマになっています。ハイテクプ
ラザさんは地元の企業さんからいろいろな課題を持ち込まれて、それに技術的なサポートをするというのが業務とされているんですけれども、その中の一つに、この電気炉の中の温度を測る温度計、シース熱電対と書いてありますけれども、それが温度計によって、かなり計測がばらつくという問題があったということなんですね。
恐らく、何でばらつくかというと、１７ページ目の下のところに絵がございますけれども、熱電対という温度を測るものが、ケースの中に収められているという構造になっているんですけれども、その熱電対がケースの中にどういうふうに収まっているのかというのが、－25－

温度計によって大分ばらついているということです。特に熱電対の先端の位置というのが、ケースの先端からどのぐらいの位置にあるかというのが、大分ばらつくようでして、これが温度計の温度を測ったときのばらつきになっているんじゃないかということです。
それで、温度計を何本か持ち込みまして、それをＸ線ＣＴ装置で撮像して、どのぐらいのところに熱電対が来ているかというのを計測しまして、さらに、このＸ線ＣＴの画像から
熱伝導のシミュレーションを行う、どういうふうにその熱が伝わっていくかというのをシ
ミュレーションするためのデータを作りまして、それで解析を行ってみたということです。
それと実験結果を比べたということをやりました。
それが１８ページ目でございまして、二つの熱電対センサと書いてありますけれども、一つが、先ほど申し上げた熱電対がかなり先端に寄っているもの、もう一つは、少し離れているもので、シミュレーションと実験結果を見比べたということで、かなり実験結果とシ
ミュレーション結果に相関があるということで、やはり先端からの位置によって、温度の差が出ているということが分かったということでございます。
あと、１９ページ目をお願いいたします。
③はデータ活用の調査の続きということですけれども、二つ目として、ＸＣＣという施設について、海外調査を行いました。このＸＣＣというのはＸｒａｙ

Ｃａｒ

Ｃｒａｓｈ

の訳でございまして、ドイツのフラウンホーファー財団の研究所のＥＭＩという研究所に今、開発されている施設でございます。
２０ページ目をお願いいたします。
これはどういう装置かというと、車両開発で衝突試験というのが非常に重要なわけ ですけ
れども、衝突というのは、１秒以下の非常に短い間の現象でございまして、内部でどうい
うふうに車が潰れていくかということを観察したいということでございます。
御存じのように、衝撃を吸収するために、車の前の部分の部品が潰れて、その衝撃を吸収することによって、人間、運転者に作用する衝撃力を緩和するという機構になっています
ので、そのときに部品がどのように壊れていくかということを、その１００ミリセックの中で観察してみたいという要望がございます。
この施設は、ここにオレンジ色の車がありますけれども、このオレンジ色の車に対して、
左から、これをぶつけて、そのときに先端がどういうふうに潰れるかというのをＸ線を照射して、いわゆるラジオグラフィーの形で連続的に画像を撮ると。１秒間に１，０００フ
レームぐらい撮れるという装置になっているんだそうです。これはドイツでは、かなり自－26－

動車会社からも需要があるということで、今回調査をしてまいりました。
今、右下にありますように、従来はそんなに高いエネルギーのＸ線源を使っていなかった
んですけれども、最近、線形加速器、ＬＩＮＡＣということで、メガボルト級のＸ線源を用意して、こういう装置を開発していることで、調査をしてまいりました。
２１ページ目ですけれども、まとめとして、高速度撮影がされているということで、実行
例としては、ここに書いてあるようなものがありますということです。バッテリーの爆発の様子とかというのも見ているようなんですけれどもということです。今後、日本にもこういった同様のニーズがあると思われるので、引き続き調査を続けていく必要があるというのが結論ということでございます。
以上ちょっと雑駁な説明で申し訳ありませんけれども、先行研究の内容について御紹介いたしました。
（上坂委員長）鈴木先生、御説明ありがとうございます。
それでは、委員会の方から質疑させていただきます。
それでは、佐野委員からお願いいたします。
（佐野委員）御説明ありがとうございました。放射線の産業利用ということで、お話を聞いていると、色々応用の範囲が広がり、非常に将来性があり、日本の競争力という観点から重要な分野だと思います。
それで、幾つか質問をお伺いしたいんですが、一つは、このＦ－ＲＥＩの先行研究が、Ｆ－ＲＥＩに統合されていくわけですが、そのとき関連の人材も一緒に確保される予定があるのですか。それから、①のＸ線ＣＴシステム技術の研究開発の主なチャレンジは、どういう点にあるのか、そのめどはついているのか。
それから、１点目と関係しますが、Ｆ－ＲＥＩに入ることによって、どういうメリットを皆さんがお受けになるのか、その３点をお願いします。
（鈴木参事）まず、人材のところかと思うんですけれども、我々の計画というのは、Ｆ－ＲＥ
Ｉに研究者を雇用して、そこで中心になって、この研究開発を進めていっていただきたいと、我々としてはそう思っていまして、技術研究組合としては、もちろん産業界の方も入っていますので、そこと連携を取りながら、Ｆ－ＲＥＩでの技術研究開発、比較的基礎的なものから装置開発まで、そこを支援していくと。
装置ができた暁には、技術研究組合の方でそのオペレーションといいますか、事業化ということまでいければもちろんいいかと思うんですけれども、Ｆ－ＲＥＩでいろんな企業の－27－

方、あるいは大学の人が来て、その装置を使うというところの支援というものを、技術研究組合の事業としていくというような絵を描いておりました。
ただ、少なくとも令和５年度に関しては、Ｆ－ＲＥＩでは人材といいますか、雇用はしな
いということでございまして、もっと言うと、全ての研究開発は外部に委託しますというような御方針のようでございまして、ちょっと今、我々が考えていた絵とは若干違うんですけれども、将来的にはそういう形になっていけばいいかなというふうに思っております。
それでよろしいですか。
二つ目の技術的なチャレンジでございますけれども、佐藤さんから超大型Ｘ線ＣＴの技術的なチャレンジのところを説明していただけますでしょうか。
（ＣＰＥ佐藤）佐藤です。ちょっとリモートで参加になります。
技術開発の見通しがあるのかという御質問かと思います。
超大型に関しましては、確かに世界で初めてというか、コンセプトとしては昔からあるんですけれども、実際に開発に着手しようということで、もう数年、検討を進めてきました。
技術課題としては、やっぱり広範囲にわたっておりますけれども、一つ一つの要素に関しては、きちんと技術開発できると思っています。今３年半から４年掛けて技術開発をして、その後、実機設計をして、建設をしようというような形で今、計画を立てて、この先行研究の中で御提案をさせていただいた次第です。
御質問はこれだけでしたかね。
（鈴木参事）私から代わって簡単に説明します。
９ページ目のところに、超大型Ｘ線ＣＴ装置については、幾つか技術課題が上がっている
んですけれども、今回検討で明らかになったのは、やっぱりＸ線源をこういう、かなり高エネルギーのＸ線源が必要になるんですけれども、かつこのガントリーに乗せてグルグル回すということでございますので、撮像スピードを上げるためにも、軽量化ということ、安定して動くというようなことが重要だということで、Ｘ線源についてもチャレンジングなところで、最初から動かないと困るので、恐らく最初は出来合いのものということだと思うんですけれども、今申し上げたように、なるべく軽量化して、撮像スピードを上げていくとか、あるいは画質を上げていくという意味で、Ｘ線源は一つチャレンジングなデバ
イスになるのかなと思います。
あと検出器、これもやはり軽量化しようと思うと、上坂先生は御専門ですけれども、なるべくコリメータを、コリメータはかなり重量物でございますので、それをなるべく付けた－28－

くないというようなお話もございまして、そうすると、かなり散乱線で画像がやられてしまうと。そこを何とかソフトウエアであるとか、撮像方式であるといったところでカバーしていきたい、それはもちろんチャレンジなので分からないんですけれども、そういうこ
とも本事業の委員会で検討されているというようなことでございます。
以上です。
（佐野委員）取りあえず外部委託なわけですね。ただ、将来Ｆ－ＲＥＩに統合されていくメリットを、どのようにお考えですか。
（鈴木参事）Ｆ－ＲＥＩの一つの目的として、浜通り地区の産業集積であるとか、復興推進ということがあると思うんですけれども、我々としては、こういった超大型Ｘ線ＣＴ装置を
浜通り地区に設置することによって、世界で一つしかないということで、そこにユーザーが来ると。かつユーザーが取ったデータを分析する、あるいは当然、超大型Ｘ線ＣＴだけ
では足りませんので、いろいろな分析をしてデータを出す、そのデータを処理する事業者がいるというようなことで、一定の産業集積、会社が集まってくるというふうなことを期待しています。
だから、それがＦ－ＲＥＩに我々が貢献できる、福島に貢献できるということで、そういうことを考えているということでございます。
（佐野委員）どうもありがとうございました。
（上坂委員長）じゃ、岡田委員、お願いします。
（岡田委員）御説明ありがとうございます。私の方からは、Ｆ－ＲＥＩは教育も人材育成というのも重点を置かれているような気がするのです。けれども、この装置はほとんど、先ほどの御説明もそうですけれども、地域貢献なので、産業に関係してくるということのような御説明だったような気がするのですけれども、そうなると、福島に根ざすというのは、どういう形で根ざしていくのでしょうかというのを、お聞きしたいのですが。
（鈴木参事）書いていないですね。申し訳ありません。今日御説明した②のところで、超大型Ｘ線ＣＴ装置のための画像処理基盤技術の高度化調査というところがあるんですけれども、ここで画像処理を中心にして、どういう研究開発がなされているかということを調査しましたけれども、それと同時に、この分野の技術者を育成するための教育プログラム、カリ
キュラムですけれども、そういったものも同時に策定しております。
基本的な考え方としましては、これは福島高専の先生にも入っていただいているんですけ
れども、福島高専の学生さんがこういった技術を身に付けて、Ｆ－ＲＥＩにということは－29－

ないかもしれませんけれども、この分野の職業とか企業に就職していくというような、あるいは研究者になっていくということを考えていらっしゃるということになります。
あと、もう一つは、福島ハイテクプラザさんというのも入っていらっしゃいますけれども、地元の企業の技術者とか、そういった方に対しても、先ほど申し上げたカリキュラムを使って、人材育成、教育をしていくということを計画に入れてございます。
お答えになっているかどうか、ちょっと分からないんですけれども。
（岡田委員）ありがとうございます。できるだけ地元に、Ｆ－ＲＥＩの方の雇用の問題もある
のですけれども、地元に根ざしたような何か、そこに住んで研究者が活動できるような、
そういうものがあった方がいいと思いますので、どうか今後、そういうことについても熱心にやられてほしいと思います。
私は特に、こういった分野に女性の活躍を促進する活動をしていますので、材料力学とか、
言わば工業系で女性にも魅力的なものというものを打ち出していってほしいと思いますので、よろしくお願いいたします。
（鈴木参事）今日はお話しできなかったんですけれども、１３ページ目の右の下のところに、文化財とかそういったもののデジタルアーカイブというようなことも考えていまして、最
近よく博物館などで、ＣＴスキャンを撮った化石の画像を見せるとか、いろんなことを、デジタルのアーカイブというのがあるかと思うんですけれども、産業用Ｘ線ＣＴの大きな運用の一つに、こういった文化財とか、そういったもののスキャンというのがございます
ので、そういったところで女性の方なんかも、機械工学ではないところで御活躍いただけ
るのではないかなというふうに思います。
（岡田委員）ありがとうございます。私も文化財の方をやった経験がありますので、是非 、取材の方も、宣伝と言ったら変ですけれども、広報をしてほしいと思います。ありがとうございます。
（上坂委員長）上坂から幾つかお伺いします。まず、２０ページの様々なＸ線の利用について、
このＸＣＣというのは、とても重要かなと。クラッシュ、どのようにボディーが変形していくかと。それを１，０００フレーム毎秒で見られるということです。これと前半の方の大型の９ＭｅＶのＣＴとは関係あるのですか。つまり９ＭｅＶのＣＴで変形する様子を３Ｄで動画で撮ろうとお考えなのでしょうか。
（鈴木参事）さすがにそこまで考えておりませんけれども。
（高山常務）それでは、ちょっと私の方からお答えしたいと思います。

－30－

９ＭｅＶで撮るデータというのは、スタティックな構造をデータ化できます。そもそも自動車は図面どおりできておりません。やはり様々な外乱要素があって、図面に対して、例
えば生産ラインが複数にわたる場合、その複数にわたる生産ラインの影響で、ずれが生じます。そういったことが原因で、図面で衝突計算モデルを作って予測をしても、外すことは結構多いのが実態です。
今回は９ＭｅＶの装置でスタティックな車両構造データを押さえて、このデータによってシミュレーションを行った結果と実機テストを比較するということで、現象をより的確に捉えられるということが利用の目的になると思っております。
（上坂委員長）そうしますと、実験と計算との比較というのは、この実験、まずＣＴでちゃんとハードウエアの形を取って、それでこのクラッシュをして、それは別の方法で測っていくけれども、補足でね。その基の図面じゃない実際のデータとこのクラッシュの仕方を比較したいと、そういうことだと思います。
（高山常務）おっしゃるとおりです。
（上坂委員長）そうすると、この９ＭｅＶのＣＴの、他の低エネルギーＣＴもあると思うのですけれども、まず、これが一つ目的で。ほかにはどういう目的がありますか。９ＭｅＶＣ
Ｔを使って、３Ｄで見るのは分かるのですけれども。何が見たいのかですね。
（高山常務）９ＭｅＶというか、要するにプロダクト全体をデータ化するということの意味が何かということかと思います。よく言われるのは、ばらしてしまえば、より精緻にデータが取れるのではないかということは、質問としてよく上がるんですが、実際にはばらしてしまうと、失われてしまう情報というのが幾つかございます。
例えば機械的な話ですと、組み付けている状態で残留ひずみであるだとか、拘束応力、あるいは重力による変形、こういったものが完成品には入っているんですが、ばらしてしまうと、それが失われてしまって、実際の製造プロセス等を評価するときに、その点が実態とどういう関係になったのかということが問題になります。
若しくは、最近だと電池なんかは、ばらしてソートすると、もう内部が壊れてデータが失われてしまいます。非破壊の状態で内部構造をデータ化しないと、完成状態でどういうふうな構造であり、なおかつパフォーマンスなのかということが評価できない、こういった問題がございます。
特に熱とか、電気とか、それぞれのコンポーネントが発信源になって、システム全体に伝播していくことで、コンポーネント間の関係性を評価しようとした場合に、全体をまず押－31－

さえておくということが非常に重要でして、その意味で、自動車を対象にすると、この ９
ＭｅＶぐらいのサイズが要るということではあるんですが、大型の構造物については、こういった手法が非常に有効的だと考えています。
（上坂委員長）分かりました。
それから、一つ私の経験から心配なのが、９ＭｅＶのＸ線源、つまりエネルギーが高いのでガンマ線です。この場合、鉄に照射すると、（ɤ、ｎ）反応で、中性子が出るのです。実は２０年以上前に、日本の病院の放射線治療科で９ＭｅＶのＸ線源を使って、建屋の鉄筋
コンクリートから中性子が出てきたのですね。それが大問題になったので、もう今は日本の放射線治療科のがん治療用の電子線形加速器は、中性子発生のない６ＭｅＶ以下ということになったのです。
今回９ＭｅＶＣＴですが、振動動的変形しないように、ゆっくりスキャンしないといけな
いと思うのです。それで３Ｄスキャンですと、結構長時間鋼板等やエンジンにガンマ線を当てると、そこからの中性子発生が、心配だと。
というのは、私は３．９５ＭｅＶ９５ＭｅＶＸ線源で、Ｘ線をベリリウムターゲットに当てて中性子を出して、橋のコンクリートの水分を測定しようとしたのです。規制庁に伺ったのですが、その際も、周辺機器が一切放射化しないことを計算と実験で確かめろと、厳しく言われた。規制庁とその辺のお話もされているのかどうか、そこを伺いたいです。
（ＣＰＥ佐藤）上坂先生の御質問というか、御懸念はごもっともだと思います。９ＭｅＶのＸ
線ＣＴというのは、今でも自動車会社で動いておりますけれども、ほぼ必要最低限のＸ線しか出さないように、まずＸ線源側できちんと遮蔽をします。ですので、確かに長時間の照射にはなるんですけれども、部分部分で見ると、ほんの数秒とか数分の照射になっています。
それから、もう一つは、確かに中性子の発生というのは、大量ではないですけれども、微々たるものでありますけれども、やはりこれもＸ線源側できちんとボロンを入れる、パラフィンを入れるとか、遮蔽をして、出る放射を少なくするような工夫をしております。
あと、実際に運用の中では、やはり照射したものを外に出すというときには、きちんと残留した放射能がないよねということを確認をして外に出す。もし万が一あるのであれば、それはきちんと冷却期間というんですか、それを設けて、外に出すというようなことが必要ではないかというふうに思っております。
一番怖いのは、分かっている材料に照射するのではなくて、いろんな材料に多分照射する－32－ことになると思うので、そこの撮影する検体に応じて、きちんと測定をして、外には漏らさないというようなことを、きちんと運用の中でもやっていく必要があると思っております。
（上坂委員長）ありがとうございます。是非これは放射線安全に関わることですので、是非、規制庁としっかりと議論した上で、運用していただきたいと思います。
（ＣＰＥ佐藤）ありがとうございます。
（上坂委員長）私からは以上ですが、ほかに御質問等はないですかね。
じゃ、どうも本日は御説明ありがとうございました。
それでは、議題２は以上でございます。
次に、議題３について、事務局から説明をお願いいたします。
（進藤参事官）三つ目の議題は、京都大学複合原子力科学研究所の研究用原子炉の設置変更承認（標準応答スペクトルを考慮した基準地震動の追加等）についての諮問でございます。
令和５年５月１７日付けで、原子力規制委員会から原子力委員会に諮問がございました。
これは原子力規制委員会が試験研究用等原子炉の設置変更承認を行うに当たり、核原料物
質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第２６条第１項及び第７６条の規定に基づ
き、試験研究用炉等原子炉が平和の目的以外に利用されるおそれがないことの基準の適用について、原子力委員会の意見を聞かなければならないこととされていることによるものです。本日、原子力規制庁から説明を聴取し、委員会において議論を行った上で、次回以降答申を行う予定です。
それでは、原子力規制庁原子力規制部審査グループ研究炉等審査部門安全規制調整官、金子真幸様、地震・津波審査部門安全管理調査官、岩田順一様より御説明を頂きます。よろしくお願いいたします。
（金子安全規制調整官）原子力規制庁、金子でございます。
それでは、ただいま御紹介のありました件につきまして、お手元の資料３－１、３－２、それから、参考資料３に基づきまして御説明申し上げます。
まずは資料３－１を御覧ください。
まずは、本件は京都大学複合原子力科学研究所の原子炉設置変更承認に関するものでございます。本件は令和３年１２月１４日付け、原子炉等規制法に基づきまして、設置変更承認が申請されたものでございます。原子力規制委員会として審査をいたしましたところ、承認の基準のいずれにも適合していると認められますので、別紙のとおり、同法第２４条－33－

第１項第１号に規定する基準の適用について、貴委員会の御意見をお伺いするものでございます。
続いて、別紙の御説明に入る前に、申請の概要について御説明申し上げます。資料３－２を御覧ください。
資料３－２の（３）に記載してございますが、こちらは京都大学複合原子力科学研究所につきましては、昭和３７年３月１５日付けで最初の設置承認が下りております。受けました設置変更承認の中から、今回は承認書の本文の５ポツ、試験研究用等原子炉及びその附
属施設の位置、構造及び設備の一部の記載内容の変更を行うものでございます。
続いて、（４）の変更の理由でございますが、試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈等の改正に伴いまして、京都大学複合原子力科学研究所における基準地震動に、震源を特定せず策定する地震動として、標準応答スペクトルを考慮した地震動を追加し、関連する記載事項の一部を変更するものでございます。
それでは、審査結果の概要につきまして、参考資料を用いて御説明申し上げます。参考資料３を御覧ください。
それでは、ここから説明者、岩田調査官に代わります。
（岩田安全管理調査官）地震・津波審査部門の岩田でございます。パワーポイントを御覧いた
だきたいと思います。
まず、１ページ目、審査の経緯をまとめてございまして、ＫＵＲに関しましては、まず新規制基準への適合性に関し、２０１６年９月に承認してございます。その後、２０２１年４月に規則改正等が行われ、震源を特定せず策定する地震動について、標準応答スペクト
ルについて策定することを求めてございます。本件は、先ほども御説明がありましたけれ
ども、事業者がその規則改正に伴いまして、変更を行う必要があると判断し、２０２１年１２月に申請を行ったものでございます。
次のページを御覧ください。右の表に標準応答スペクトルを考慮した地震動評価の手順を示してございます。その際、一般的には、左の赤字に示すとおり、複数の手法により模擬地震波を作成する手順としておりますが、ＫＵＲでは一様乱数を用いる方法のみで評価してございます。これは左図の地下構造モデルが示すとおり、地震基盤相当面マイナス１８
４メートルから解放基盤表面マイナス１８１メートルまでの層厚が３メートルと僅かであり、位相等への影響が小さいと考えられることによるものでございます。
次のページを御覧ください。審査の結果でございますが、一番下の赤枠のとおり、基準地－34－

震動として標準応答スペクトルを考慮した地震動Ｓｓ－１０が追加されてございます。
次のページを御覧ください。基準地震動として選定をする理由でございますけれども、標準応答スペクトルを考慮した地震動をピンクの太線、既許可のＳｓ－１を黒線で示してございます。左側と真ん中の図が水平方向になっており、全て黒線で包絡されておりますけ
れども、右側の鉛直方向の図では、周期０．２秒から０．９秒の辺りと１秒の辺り、こういった複数のポイントで黒線を上回っているということから、基準地震動として選定されてございます。
以上が標準応答スペクトルを考慮した地震動の評価結果でございます。
次のページ、５ページを御覧ください。続いて、承認日以降の知見について確認したことでございます。まず、５ページ目は、地震調査委員会による中央構造線の長期評価に関するものでございます。左側の図、上が２０１１年、下が２０１７年でございますが、主な変更は、中央構造線の長さが約３６０キロから約４４４キロに見直されてございます。
一方、既承認の中央構造線の長さにつきましては、右の図に示すとおり、約４８０キロと評価しており、既承認の評価に影響がないことを確認してございます。
次に６ページ目を御覧ください。こちらは国土地理院による上町断層帯に関するものでございます。国土地理院２０２０では、上町断層帯とは別に、２１キロの大阪湾南東岸断層を認定してございます。一方、既承認では、右の図でございますが、上町断層帯としては全体で８４キロとして評価をしておりますが、国土地理院の知見に対応する部分につきましては、このＫＵＲと緑の丸で書いてあるところの全面、これが２６と赤い数字で書いてございますが、この部分を沿岸部の断層として２６キロと評価しており、下の表に示すとおり、既承認の評価に影響がないことを確認いたしました。
それでは、また説明者を金子調整官に交代いたします。
（金子安全規制調整官）それでは、再び規制庁、金子が御説明申し上げます。
同じ資料の７ページを御覧ください。こちらのページ、今回の基準地震動の追加に伴う耐震設計の方針についての審査結果を記載しております。
一つ目の四角でございますけれども、審査結果の概要といたしまして、今回の追加に伴いまして、弾性設計用の地震動の設定方針につきましては、既承認申請書で示した応答スペクトルの比率であります０．５を用いた弾性設計用地震動Ｓｄの設計方針を変更しないとしていること、さらには、これ以外の耐震設計方針についても、既承認の内容から変更する必要がないということを確認しております。つきましては、今回の追加に伴って、耐震－35－

設計方針については、いずれも変更する必要がないということを確認しております。
以上が審査結果の概要でございます。
続きまして、別紙の説明に入ります。資料３－１の裏面を御覧ください。そちら、別紙でございますけれども、この別紙の最後の方にございます本件申請につきましては、ただいま御説明しました審査結果、内容なども踏まえまして、試験研究用等原子炉の使用の目的
及び使用済燃料の処分の方法を変更するものではないことから、試験研究用等原子炉が平和の目的以外に利用されるおそれがないものと認められると考えております。
こちらの内容につきまして、資料の３－２で若干補足しておりますので、併せて御説明申し上げます。お手数ですが、資料３－２を再び御覧ください。
こちらの（５）でございます。試験研究用等原子炉の使用の目的及び使用済燃料の処分の方法についてでございますけれども、本件の申請につきまして、審査の過程におきまして、
試験研究用等原子炉の使用の目的が、平和の目的に限る一般研究、材料照射、放射性同位元素の生産、開発研究、医療照射及び教育訓練である、これに変更がないということ、さらに、使用済燃料の処分の方法について、使用済燃料は我が国が原子力平和利用に関する協力のための協定を締結しています国の再処理事業者であります米国エネルギー省に引き渡すという内容に変更がないということを確認しております。
したがいまして、先ほども御説明いたしましたように、試験研究用等原子炉が平和の目的以外に利用されるおそれがないものと認められると考えております。
私どもからの説明は以上でございます。
（上坂委員長）ありがとうございました。
それでは、質疑を行います。
それでは、佐野委員からよろしくお願いします。
（佐野委員）金子さんと岩田さん御説明ありがとうございました。
私からは１点確認したいのですが、この別紙の使用の目的、それから使用済燃料の処分方法、この２点はどのように確認されたのでしょうか。
（金子安全規制調整官）規制庁、金子でございます。
ただいまの御質問に御回答申し上げます。平和利用の目的について、平和の目的以外に利用されるおそれがないものをどのように確認したかということでございますけれども、こちらはヒアリングや審査会合など、審査の過程はもちろんのこと、事業者から出されています申請資料ですとか、その他参考資料を踏まえまして、先ほど御説明した使用の目的及－36－

び使用済燃料の処分の方法について、変更がないというものを確認しているということでございます。
（佐野委員）ありがとうございました。
（上坂委員長）岡田委員、お願いします。
（岡田委員）御説明ありがとうございました。私の方は審査書案の資料１、抜粋というところの４ページのところの基準地震動Ｓｓ－１と標準応答スペクトルの比較のところを、質問させていただきます。今までの審査書を見させていただいたときに比べ、今回のＳｓ－１からＳｓ－１０では、非常にグラフの数が多いのですがこれはどうしてなのでしょうか。
（岩田安全管理調査官）規制庁の岩田でございます。
基準地震動自体は、例えば３ページを御覧いただきますと、合計１０波ございます。この４ページにございます図は、比較対象となるＳｓ－１とＳｓ－１０を比較するための図でございまして、先行の他社では、その見やすさの観点から、ほかの基準地震動を除くというようなやり方をしていたということで、これは見やすさの観点だけでございますので、特段意味はございません。
これは少しごちゃっとしておりますけれども、この絵で分かりますとおり、どこが超えているかというのが確認できればそれでいいと、そのように考えてございます。
（岡田委員）ありがとうございました。
以上です。
（上坂委員長）上坂です。
今回の審査結果について確認させてください。このパワポの資料７ページです。上の審査結果の概要で弾性設計用地震動の設定方針について、既承認申請で示した応答スペクトルの比率である０．５を用いた弾性設計用地震動Ｓｄの設定方針を変更しないとしていることとあります。この弾性設計用地震Ｓｄと、この応答スペクトルの比率である０．５とい
うのが、それまでのページで、探せないのです。この文章と数字がどこを意味しているのかを確認させてください。
（金子安全規制調整官）規制庁、金子から御回答申し上げます。
この審査結果の概要にございます応答スペクトルの比率の０．５というものは、規制基準の解釈に記載されておりまして、具体的に言いますと、試験炉設置許可基準規則の解釈第４条に、この０．５という記載が書かれております。規制基準に記載されているものでございますので、あえて今回の参考資料ですとかには書かれていないということでございま－37－

すが、御回答になっていますでしょうか。
（上坂委員長）それで、弾性設計用地震動Ｓｄというのは、今日の資料ではどこに対応する のでしょうか。
（金子安全規制調整官）規制庁、金子です。
本日の資料ですと、この資料７ページ以外には出てきませんで、まず、冒頭から岩田が御説明いたしました基準地震動が今回追加されましたと。それに伴いまして、京都大学の原子炉に対しての耐震設計を、そこから導き出す地震動として弾性設計用地震動Ｓｄというのが設定されます。そういう話になっております。
（上坂委員長）そうしますと、今の御説明、このＳｓ－１０、これを基準地震動とするということですが、このことが弾性設計用地震動Ｓｄに対応するということでしょうか。
（金子安全規制調整官）御説明申し上げます。金子です。
この審査結果の概要に書いてございますように、弾性設計用地震動Ｓｄは、基準地震動に対して０．５の比率を掛けたものでございますので、今、先生から御認識のあったとおり、
基準地震動と密接に関係のある地震動になっております。
（上坂委員長）では、このＳｄに０．５を掛けたものが弾性設計用地震動ということですね。
（金子安全規制調整官）基準地震動掛ける０．５が弾性設計用地震動Ｓｄになります。
（上坂委員長）ですね。ですから、そういう説明があった方が親切だと思うのです。今後、用語には事前説明を入れて下さい。これは最後の結果の文章ですか。
（金子安全規制調整官）はい。
（上坂委員長）ですから、この結果の文章に出ている用語の説明がその前にないというのは、ちょっと不親切だと思うのです。そこは今後入れるようにしていただけるとよろしいかと思いますけれども。
（金子安全規制調整官）承知いたしました。
（上坂委員長）分かりました。そういうふうに是非よろしくお願いいたします。
ほかに御質問等ございませんでしょうか。
ありがとうございました。
それでは、本日御説明いただきました内容や意見交換を踏まえまして、委員会として検討いたしまして、今後、委員会の意見をまとめたいと思います。
どうも御説明ありがとうございました。
議題３は以上であります。

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それでは次、議題４について事務局から説明をお願いいたします。
（進藤参事官）今後の会議予定について御案内いたします。
次回の定例会につきましては、６月７日水曜日１４時から、場所は５階共用Ａ会議室でございます。議題については調整中であり、原子力委員会のホームページなどによりお知ら
せいたします。
（上坂委員長）ありがとうございます。
その他、委員から何か御発言ございますでしょうか。
それでは御発言がないようですので、これで本日の委員会を終了いたします。
お疲れさまでした。どうもありがとうございました。

－39－