3INSS
30年のあゆみ社 会 的 安 心と技 術 的 安 全を両 輪 に

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社 会 的 安 心と技 術 的 安 全を両 輪 に
1992年、
原子力発電のより一層の安全と信頼を求め、
原子力安全システム研究所(INSS)が設立されました。
以来、社会システム研究所と技術システム研究所を両輪に原子力発電の社会的安心と技術的安全についての研究に取り組んできました。
この間、2011年3月には、東京電力福島第一原子力発電所事故が発生、原子力発電の安心と信頼を揺るがす事態となりました。
しかし一方では、2050年脱炭素社会の実現に向け、
原子力発電への新たな関心が寄せられています。

は人（研究者）をイメージし、右上がりは、発展を現しています。
は世界（地球）をイメージしています。

いま、30周年を迎えるにあたり、自らの存在意義を改めて肝に銘じ、さらなる努力を重ねてまいります。

コーポレートカラー
地球と人間、原子力と安全の二つのコンセプトを
ソフトグリーン、
ライトブルーの2色で表現しました。

C O N T EN T S
巻頭メッセージ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 3
藤川洋 作 原子力安全システム研究所 取締役会長
辰 也 原子力安全システム研究所 取締役社長・所長

鼎談 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 7
原子力安全システム研究所概要／紹介 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 13
社会システム研究所
技術システム研究所

INSS 30周年に寄せて・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 19
茅

陽 一 公益財団法人 地球環境産業技術研究機構（RITE）顧問
原子力安全システム研究所 最高顧問会議 議長

森
望 関西電力株式会社 取締役代表執行役社長
松 村 孝 夫 関西電力株式会社 代表執行役副社長
石 塚 博 英 公益財団法人 若狭湾エネルギー研究センター 理事長
宇 埜 正 美 福井大学附属国際原子力工学研究所 所長
木 下 冨 雄 京都大学 名誉教授
公益財団法人 国際高等研究所 フェロー

山 口

彰 東京大学 名誉教授

公益財団法人 原子力安全研究協会 理事

三島 嘉一郎 京都大学 名誉教授

原子力安全システム研究所 技術システム研究所 前所長

関西電力の原子力発電所再稼動に向けた取組み ・・・・・ 29
INSS 30年の足跡 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 32
資料編

巻頭メッセージ

創 立 3 0 周 年 を 迎 えて
株式会社原子力安全システム研究所（INSS）
は、
この中、エネルギー資源に乏しい我が国において、安定供給てきたINSSの強みを発揮して、今後とも、両分野の連携たび、創立30周年を迎えることができました。
30年とい小さな研究所としてスタートいたしましたが、INSSがと脱炭素との両立を図るうえでは、
カーボンフリーかつによる安全のさらなる追求に、一層力を尽くしてまいる

う長きに亘り、
INSSを支え、
導いてくださいました多く

掲げる理念「原子力発電の安全性および信頼性の一層

準国産エネルギーである原子力発電を、
社会の皆さま所存です。

の皆さまに、
心から厚く御礼を申し上げます。

の向上と、社会や環境とのより良い調和に貢献する」とのご理解を賜りながら、今後も大切に活用していかなけ

振り返りますと、
関西電力は、
我が国がいまだ戦後復の想いに共感していただいた国内外の多くの皆さまにればなりません。

興の途上にあった1954年、いち早く原子力発電の将来支えられ、これまで独自性豊かで質の高い研究を展開、その大前提となるのが安全の確保です。
近年、
原子力

移し、
新規開発も停滞していること等により、
原子力人性に目を向け、その実用化に向けた研究を開始しまし原子力はもとより、他産業からも注目される数々の成果

利用の拡大に向けて各国で新規開発が加速、我が国にお材の確保・育成が原子力産業全体の喫緊の課題となった。
その後、
1970年8月、
美浜発電所から大阪万国博覧を生み出してまいりました。
地域におきましても、
エネル

いても、
次世代軽水炉やSMRの導入に向けた検討が進ています。
INSSは、
技術・社会の両面から幅広い研究を会に原子の灯を届け、我が国原子力発電の幕開けをギーを軸に嶺南地域の活性化等を目指す「嶺南Eコー

められる等、
新たな動きが顕著になっていますが、将来の行う稀有な研究機関として、自らの研究に磨きをかけな飾って以降は、高浜、大飯と増設を進めるとともに、
TQC

スト計画」
において、
INSSは、研究開発や人材育成の拠

原子力利用においても、
原子力事業者が安全確保に万全

がら、次代を担う研究者の育成にも力を尽くし、原子力の導入等による品質管理を徹底、発電所稼動率の向上

点として大切な役割を果たすことが期待されています。

を期さなければならないことに変わりはありません。

安全の基盤強化に貢献してまいりたいと考えています。

に力を尽くし、高度経済成長を支えてまいりました。

これもひとえに、皆さまのお力添えの賜物であり、改めこうした中、1991年2月、
美浜発電所2号機においてて深く感謝を申し上げる次第です。

三点目は、原子力安全を支える人材の育成です。近年、我が国では、
原子力発電所の稼動率が低水準で推

この点、INSSとしても、先に述べた原子力発電の安全

私どもは、
これら三つの取組みを軸として、引き続き、性と信頼性の追求という設立時に掲げた基本理念に基基本理念に掲げた精神のもと、原子力の安全を技術、蒸気発生器の伝熱管が破断、我が国で初めて非常用炉

この30年、INSSが歩んできた道のりは、
決して平坦なづき、
国内外の原子力の安全性向上になお一層貢献し社会の両面からさらに深く研究し、忌憚のない助言・提心冷却装置が実作動する事故が発生し、原子力に対すものではありませんでした。
なかでも、2004年8月には、てまいりたいと考えております。
そのためにも、これから案を行うとともに、研究成果を広く社会に公開することる信頼が大きく損なわれるとともに、立地地域をはじめ

美浜発電所3号機の二次系配管破損により、5名もの方

10年、20年先の原子力の未来を見据え、私たちINSS

で、我が国原子力事業の未来を力強く切り拓いてまい

社会の皆さまに多大なご心配をおかけする事態となりが尊いお命を亡くされ、6名の方が重傷を負われるといが、今後、特に力を入れていきたいと考えているポイント

る所存です。

ました。

う重大な事故が発生しました。
設立以来、設備の劣化事が三点ございます。

INSS関係者一同、
今後とも、
国内外の原子力安全と関西電力はこれを大変重く受け止め、独立した立場象等に着目した研究を重ねてきたINSSにとっても、
この

一点目は、
研究所周辺に位置する各発電所の現場に根信頼の向上に向けて、なお一層精励努力してまいりますから原子力発電の安全性、信頼性を追求し、客観的かつ事故は研究所の存在意義が問われかねない事態として差し、かつ、先端技術を活用した研究のさらなる推進でので、皆さま方には変わらぬご指導、ご鞭撻を賜ります忌憚のない助言・提言を行うことが出来る研究体制の重く受け止め、これを機に、
高経年化や安全文化等の研

す。
例えば、
昨今、
デジタル技術が急速に進化を遂げる

よう、よろしくお願い申し上げます。

整備が不可欠であるとの強い想いのもと、
INSSの設立

究を強化するべく、「高経年化研究センター」
と
「ヒュー

中、
原子力分野においても、
AIやVRなど最新技術を活用※IEA「World Energy Balances 2021」の2020年推計値等に基づき、資源エネルギー庁が算出。

に至った次第です。

マンファクター研究センター」
を設置、さらなる安全性とすることで、
その安全性を飛躍的に高めることが期待さ

信頼性の向上を目指して力を尽くしてまいりました。

れます。
今や現実世界に存在するモノや設備等を、
コン

こうして誕生したINSSは、安全技術を専門とする他3形態となっています。

の研究機関には類を見ない特徴として、設立当初から、

このように、
INSSは、時代の要請に応じ、組織体制やピュータの中で克明に再現することができるようになり技術的な安全のみならず、
社会的な安心をも追求する

研究テーマ等の発展・深化に努めてまいりましたが、
今

つつあり、
この
「デジタルツイン」
技術を活用すれば、原子ことを使命としています。
これは、
美浜発電所２号機事

また、
エネルギーと原子力を取り巻く環境は大きな転換

炉内の様々な物理現象に関する研究のさらなる進展とあ故に対する社会の皆さまのお声を受け、
当時関西電力期を迎えようとしています。

いまって、シビアアクシデント等の高度なシミュレーショ

会長を務めていた故小林庄一郎氏が、電気事業者や技

ご高承のとおり、深刻化するウクライナ情勢を背景ンを実施することも可能になると考えられます。
INSSと術者の持つ安全意識と、
社会一般の安心の感覚には大

に、
世界は今、
資源価格の高騰やLNGの供給不安、
それしても、
こうした最新技術を取り込みながら、新たな研究きな乖離があることを痛感、原子力事業を営むうえでによる電力不足の懸念など、
まさにエネルギー危機とも

テーマの発掘に力を尽くしてまいりたいと考えています。

は、
このギャップを解消し、社会との調和を目指すこと

いうべき事態に直面、多くの国や地域で、原子力発電の二点目は、技術システム研究と社会システム研究のさが不可欠との想いを強くしたことによるものです。

重要性が改めて強く認識されるようになっています。

らなる連携深化です。
技術がどれだけ進化しようとも、

加えて、研究所長には社外の学識経験者の先生方に我が国のエネルギー自給率はわずか1割程度であり、原子力発電所を運営していくにあたって人が関与するご就任いただき、最高顧問会議には原子力以外の幅広OECD加盟38ヶ国中、最下位のルクセンブルクに次ぐ部分をなくすことは出来ず、
ハードとソフト両面から安い分野の名立たる研究者、有識者の皆さまをお迎えし2050年
37位 と大変憂慮すべき状況が続いています。

全を追求することが不可欠です。
長年に亘り、
技術面のてご指導を賜る等、高い独立性・多様性を有する組織

カーボンニュートラルの実現に向けた対応も急がれる

みならず、
心理学・人間科学等の側面から安全を追求し※

藤 洋作
原子力安全システム研究所 取締役会長

4

巻頭メッセージ

3 0 周 年 の 先 に 向 けて
私ども原子力安全システム研究所（INSS）
は、
この

また、東京電力福島第一原子力発電所事故以降とです。以来、長きに亘り、地域の皆さまの思いを肌でたび創立30周年の節目の年を迎えることができまし

は、AIを活用した事象進展予測システムの開発等、
シ

感じ、数々の先進的な研究に取り入れることができた

た。
これもひとえに、関係者の皆さま方のお力添えにビアアクシデント対策に関する研究にも精力的に取ことは、私どもINSSにとって、かけがえのない財産とよるものであり、厚く御礼を申し上げます。

り組むなど、時代の変遷とともに浮かび上がる新たななっています。私たちは、
これからも引き続き地域とと

INSSは、1991年に発生した、関西電力美浜発電所

課題にも即応し、適宜、研究テーマや体制を深化・発もに歩み、その発展に力を尽くしてまいりたいと考え2号機における蒸気発生器細管破断事故の反省を踏展させることで、INSSは、今日のような原子力安全にています。

まえ、原子力発電の運転・保守に直接関係する安全技

かかわる第一級の研究所として大きく成長を遂げて術を高める「技術システム」と、人文社会科学的なアきた次第です。

ら、原子力安全研究のさらなる高みを目指し、我が国プローチにより原子力と社会との調和を追求する「社

私は一昨年、
このINSSの経営に参画することとな

原子力の未来を拓く一翼を担う所存です。皆さま方に会システム」を研究の2本柱とする、国内外でも稀有

り、改めて長年に亘る当研究所の歩みに思いを馳せ、は引き続き、
ご指導・ご鞭撻を賜りますよう、よろしくな特色を有した研究所としてスタートを切りました。

我が国の原子力安全を支える重責に身の引き締まる

お願い申し上げます。

研究所の運営や研究計画の策定に当たっては、最高思いをいたしました。
この間、私はこれまでの経験を顧問の先生方をはじめ社外からお招きした有識者の活かし、研究水準の不断の向上に努めるとともに、優方々の意見を積極的に取り入れる等、関西電力はもれた研究成果を一般の方にも分かりやすく伝えることより、メーカーや行政からも独立した立場から客観とができるよう、丁寧な情報発信にも力を尽くしてま的な研究・提言を行うことのできる体制を構築、自由

いりました。

で活発な研究活動を展開し、我が国原子力の安全性向上に貢献してまいりました。

ウクライナ情勢の長期化・深刻化による資源価格の高騰や、脱炭素化の潮流等を受け、世界各国で原INSSの創設後、10余年を経て、2004年に発生し子力に対する関心・期待が高まりつつあります。将来

た美浜発電所3号機の二次系配管破損事故は、当研に亘り原子力を活用していくためには、安全性向上

究所にとって大きな転機となったものです。当時、私のためにたゆまぬ努力を続けていくこと、そして、社は、関西電力の広報部門の最前線で、報道機関等の会の皆さまの安心・信頼につながる、適切な情報発対応に従事していました。5名の方が尊いお命を亡く

信やコミュニケーションに力を尽くすことが何よりもされ、6名の方が重傷を負われるという極めて重大な重要です。

事故を受け、関西電力はもとより、我が国における原

「安全」
と
「信頼」、
この両輪なくして原子力事業の子力利用に対し、社会の皆さまから厳しいご批判やご運営はままならず、
これはまさしく、「技術システム」と不安・ご不信の声が数多く寄せられました。そうした「社会システム」の2本柱の研究を大切に実践してき声の一つひとつに耳を傾け、真摯に対応する中で、社

たINSSの創立以来の精神にほかなりません。技術・会の皆さまからのご理解・ご信頼なくして、原子力事社会の両面から安全性の向上を追求し続けてきた業は到底成り立たないことを、身をもって痛感した次INSSが果たすべき役割は、今後、益々重要性を増し第です。

ていくものと考えており、今まで以上に独自性豊かな

INSSも、
この事故を契機として、高経年化に伴う影響等に関する研究を充実させるため、「高経年化研究5次の10年、20年も、地域の皆さまに寄り添いながオンリーワンの研究を推進、我が国原子力の発展に貢献してまいる決意です。

センター」を設置するとともに、安全性向上のための

加えて、INSSのもう一つの特色は、発電所の立地

人的側面からの調査・研究を行う「ヒューマンファクする地域に根差した研究所であるということです。
こター研究センター」を設置するなど、研究体制を抜本

こ美浜の地に本拠を構えたのは、設立から５年後、各的に見直すことで、大きく生まれ変わりました。

種の実験装置等の整備が完了した1997年11月のこ

川辰也

原子力安全システム研究所 取締役社長・所長

6

鼎談

福島第一原子力発電所の事故により明確化した研究テーマ

われますが、社会システム研究所では「安全をつくる」と表現しています。
私たちは、科学技術には常にリスクが存在し、安全を維持するには行動が伴うと考えてい
ます。
そのため、
「安全をつくる」の“つくる”には、「安全

沼田 まず、設立30周年を迎えられましたのは、社員は常につくり続けなければ得られないもの」という意

のみならず社外専門家の方々や各関係機関、
そして美味が込められており、単に人間の行動をコントロール

浜町はじめ地域の皆さまのご支援のおかげでございし、人間が引き起こすエラーをなくせば安全になるとます。
深く感謝申し上げます。

いうことはできないのです。
だからこそ、“想定外”のこ

さて、直近の10年間はまさに2011年3月11日の福とを想定できる人間をいかにして育てるのか。
これも島第一原子力発電所事故（以下 1F事故）に強く影響を「安全をつくる」
においては欠かせない研究であり、例え受けた10年間であり、20年目までとは原子力を取り巻ば人間行動グループでは、
緊急時対応に要求される能く状況が大きく変わった時期でもありました。
このよう力を高めるための訓練カリキュラム「たいかん訓練＊」な状況下において取り組まれた研究成果について、おを開発し、原子力発電所の幹部クラスを対象に訓練を聞かせください。

実施してきました。

小泉 10年間を振り返るにあたってまず、社会システ「たいかん訓練」の特徴は、事故対応の最中に“想定ム研究所の30年の歩みは、三隅二不二初代所長、
糸魚外”の非常に難しい障害にも対応しなければならない

川直祐二代目所長、直井優三代目所長の3名が築かれことです。専門的な技術を持っておられる所員の方々

た確固たる基盤のうえに成り立っています。
また、全国が、突発的な事象に対応するためのノンテクニカルなで人間科学部がある大学が少ない中、社会システム研

スキルをいかにして身に付けるのかを訓練を通して研究所の所長は、代々人間科学部の学部長経験者等が究しており、今後も継続していく重要なテーマの一つ

務めてきました。

でもあります。

やはり、
1F事故が社会システム研究所に与えた影響

また、社会意識・エネルギー問題研究プロジェクトは非常に大きく、一番重要なリスク研究におけるテーでは、30年にわたって社会意識の調査を継続的に実マが明確になり、「リスクマネジメント」と「リスクコミュ施するとともに、エネルギー環境問題についてのリス

ニケーション」の2本柱で研究を行ってきました。

クコミュニケーション、特に学校教育の中にエネル

社会システム研究所は、「ヒューマンファクター研究

これからも、原子力発電の安全をつくり続けるために
福島第一原子力発電所の事故から約10年、原子力発電所の安全性が問われ、その存在自体に厳しい目が向け続けられてきた。
ところが、昨今の世界情勢の大きな変化によってエネルギー安全保障への危機感が増し、原子力発電が再注目されている。そうした今、設立30周年を迎えたINSSは何をすべきか―。
この10年を振り返るとともに、今後について考えてみた。

7

ギー教育をどのように落とし込んでいくのかについてセンター」と「社会意識・エネルギー問題研究プロジェ

研究してきました。

クト」の2つの組織で構成されています。
「ヒューマン沼田

ファクター研究センター」には2つの専門グループを設

1F事故後の10年間で何か大きな特徴はありましたか。

置しており、「人間行動グループ」
は、人的側面に注目し小泉 1993年から実施している「原子力発電に対するた安全文化について、「組織文化グループ」
では特に統世論の継続調査」の中に、「原子力発電の利用に対する

計学的に組織の安全風土について研究してきました。

意見」という項目があるのですが、そこにはっきりと変化

よく「安全を確保する」「安全を守る」という言葉が使が現れています。
これによると、
1F事故が起こる前年、

社会意識の研究を30年継続していますが、たいかん訓練1F事故を教訓に、大規模災害時に発電所の指揮者クラスが的確に所員らを統率・指揮できるよう、緊急時対応に要求される能力（ノン
テクニカルスキル：NTS）
を高めることを目的とした訓練カリキュラ
ム。
なお、「たいかん訓練」の「たいかん」には、実務演習で経験と気づきを与える“体感”、
人間力を醸成する“体幹”、広い視野を養う“大観”という3つの想いが込められている。

8

鼎談

2010年では「利用するのが良い」「利用もやむを得ない」となり、原子力発電所内に「特定重大事故等対処施設」

沼田を合わせると全体の87％を占めていました。それがの設置という形でも現れています。
また、安全・防災研究を受け継ぎつつも、“やるべきこと”が明確になり、方

2011年7月の調査結果では57％に激減。
その後、意識

究プロジェクトは、1F事故を受けて重点課題が大きく向性が確立されるなどINSSにとって非常に重要な10年は次第に変化し、2022年の調査結果では73％に上昇

変わりました。
これまでのシビアアクシデント解析プロとなったわけですね。

しています。
おそらく、
これからも社会や政治経済の情グラムを使った研究からもう一歩踏み込み、「原子力発

勢に合わせて世論は変わっていくでしょう。

電所の所員の方々がシビアアクシデントが起こっても、問題意識を社会全体で共有するため

このように社会の変化を統計学的にお話しできるの

状況を理解して対応できるようにする」「シビアアクシも、
これまで約30年間に25回のアンケート調査を行

デントの解析技術を福井地区の避難訓練に役立てる」

い、
データとして捉えてきた結果です。
この研究は、全など、
より防災に特化した研究を進めてきました。
そし

データと解析結果をまとめ、『原子力発電世論の力学 リて、高経年化研究センターにおいては、1F事故で明ら

沼田 これからの10年、政府によるGXの方針が追い

スク・価値観・効率性のせめぎ合い』というタイトルでかになった「想定外は起こる」
を教訓に、“先手管理”を風となり、また、技術の進歩などの環境の変化への対応

2019年10月に発刊。
著者である北田淳子主席研究員

重視し、想定外のことも先手を取って予測できるようなも必要になるなど、
原子力発電は新たな局面を迎えまは、2020年3月に日本原子力学会「社会・環境部会賞 業研究を実施。
これまでの基盤に新たな要素を加えたこす。
その中でINSSはどのような役割を果たすべきと考績賞」、
同年9月には日本行動計量学会「杉山明子賞（出とで、応力腐食割れの研究成果は世界的にも高い評価

えますか。

版賞）
」
を受賞するなど社会的にも評価されています。

を受けており、多くの研究に貢献しています。

小泉 まず、本当に“追い風”が吹いているのかどうか

小泉 潤二 社会システム研究所長；大阪大学 名誉教授

1F事故を契機に1973年東京大学教養学部教養学科卒業、東京大学大学院社会学研究科修士課程修了、
スタンフォード大学大学院博士課程修了（人類学）。
アルバータ
大学・愛知県立大学・新潟大学・大阪大学の講師・助教授・教授を経て、大阪大学理事・副学長・附属図書館長に。2013年退任後、原子力安全システム研
究所 社会システム研究所長に就任。

研究は次のステップへ
沼田

沼田 やはりこの10年間は“激動の10年”でしたね。
片岡 この激動の時代を担われたのが、前所長の三島嘉一郎氏であり、この10年間で確立された1F事故後の研究を今後にどのように継続し、発展させていくのかが私の使命だと考えています。

ていかがでしょうか。

の原子力発電所でのトラブル情報を収集・分析し、事入れない」というムードが社会的に蔓延し、一時は私自

片岡 技術システム研究所の基盤は、西原宏初代所長、業者等へ提言。
そして、「安全・防災研究プロジェクト」

身、自然消滅さえ懸念しました。
しかし、そのような中木村逸郎二代目所長、
三島嘉一郎三代目所長の3名にでは、原子力発電所の防災・安全対策の研究を行うな

でも三島前所長をはじめ、事業者や関係団体、あるいより、30年かけて築かれました。

ど、「構造・材料」「海外情報の分析、提言」「安全・防災は政府関係者の方々が努力を続けられ、そして、社会

対策」の3つのテーマを柱に、設立当初から現在に至る情勢の大きな変化によって、2022年12月、政府はクまで研究を続けてきました。

リーンエネルギー中心の産業構造・社会構造に転換す

ター」「原子力情報研究プロジェクト」「安全・防災研究＊るGX（グリーントランスフォーメーション）
を実現す

プロジェクト」の3つで構成されています。
「高経年化研1F事故は、
技術システム研究所にも非常に大きな影究センター」には「計画グループ」、「 熱流動・構造グ

響を与えました。
この10年間において、原子力情報研るため「GX実現に向けた基本方針」をとりまとめ、ループ」と「材料グループ」があり、原子力発電所の長究プロジェクトでは、1F事故以前にも増して精力的に

2023年2月に閣議決定しました。
これを受け、原子炉期運転に伴う機器・構造物の経年劣化問題に対して、情報収集に努めるほか、諸外国の安全対策を知るためのリプレース、
次世代原子力発電所や高速増殖炉の研経年劣化のメカニズムの解明や評価、測定技術などをに三島嘉一郎前所長を団長とした調査団を欧米に派

究・開発などの取組みがより進むのではないかと、
よう

研究。
また、
「原子力情報研究プロジェクト」
では、
海外

遣。
欧米で収集した情報は1F事故後の安全対策の参考

やく未来に向けての希望を見いだせたところです。

GX（グリーントランスフォーメーション／Green Transformation）

原子力発電の利用に対する意見

（%）

100
80

3
12
18

6

5

11

16

19

2

2

10

11

11

4
8

14

17

16

15

2
＊

1
7

2
6

15

12

1
5
12

1
6

＊

11

56

52

＊
＊

18

60
40

1
2
9

50

＊

63

63

62

63

66

66

70

1

1

1

1

1

1

0

1

1

13

16

16

18

18

14

14

12

12

29

24

24

51

53

54

28

25

28

30

45

48

47

48

0
11

26

26

27

52

52

51

1
9
27

＊

0
9

0
8

21

18

＊
＊

53

57

58

7

99

2000

＊

11

12

14

13

12

02

03

04

05

07

＊

10

＊

6
11

（7月）

6
11

福島事故
9ヵ月後

7

98

福島事故
4ヵ月後

11

97

美浜3事故
2ヵ月後

10

96

電力不足

12

JCO事故
2ヵ月後

12
1993

もんじゅ事故
2ヵ月後

0

（12月）

利用すべきでない

7

8

8

11

8

9

10

10

11

11

12

13

14

15

16

17

18

19

20

21

利用もやむを得ない利用するのが良い

20

20

無回答

他の発電に頼る

67

70

研究に邁進

実際のところ、1F事故以降は「原子力発電所を受け技術システム研究所の10年間を振り返ってみ

現在、技術システム研究所は、「高経年化研究セン

9

両研究所とも基本理念のもと、先人の方々の研＊16＊は有意差あり

22 （年）※四捨五入のため、合計は100にならない場合があります。

これまでの石炭や石油など化石エネルギー中心の産業構造・社会構
造から、
CO2を排出しない再生可能エネルギーや原子力発電などのクリーンエネルギーを中心とした産業構造・社会構造への変革。

片岡 勲 技術システム研究所長；大阪大学 名誉教授
1973年京都大学工学部原子核工学科卒業、京都大学大学院工学研究科修士課程修了（原子核工学専攻）。京都大学助手。1984年工学博士（京都大学）。京都大学講師、京都大学大学院助教授を経て大阪大学大学院教授に。
2015年大阪大学名誉教授。福井工業大学教授、工学部長を務めたあと、2021年原子力安全システム研究所 技術システム研究所長に就任。

10

鼎談

を冷静に判断しなければなりません。
というのも、
今、世

く変わるのは、AI技術だと考えています。
すでに原子力技術を使うのも人間です。
さらには、エラーを起こすの論が原子力発電所に対して前向きに見えるのは、
日本

発電所の安全性に関わる部分にもAIは導入されておも、エラーを起こさないように教育したり、管理したりのエネルギー問題や地球温暖化の問題が非常に厳し

り、
例えば、
これまでは人間の手で集められていたデー

するのもすべて人間です。
つまり、「人間“も”考えなくてい状態であることがようやく認識され始めたからです。

タ収集をAIにさせ、機械学習を使って予測させるといっはいけない」のではなく、「人間“を”考えなくてはいけな

実際、
日本の食料自給率がカロリーベース で約38％た安全研究も進められています。
また、安全技術の継承い」のです。
そう考えると、技術と人間、社会の両方からしかないことをご存知の方は多いのですが、
日本のエ

や教育も、
AIを使えば可能になるかもしれません。
ただ、物事を捉えようとするINSSは他に類をみない重要な

ネルギー自給率が11.3％（2020年度）
しかないことは、

その際に忘れてはならないのは、AIの機械学習はあくま役割を担っていると言えるのではないでしょうか。

これまでほとんど意識されていませんでした。
それが、でも人間が与えた情報を学習するだけということです。

片岡 小泉所長が言われる通り、
私も原子力発電所のロシアのウクライナ侵攻がもたらした世界的なエネル

確かに、
AIは手段としては素晴らしく、人間の数万倍の安全文化をつくるためには、技術の進歩とともに社会

ギー価格の高騰から、資源の乏しい日本は「エネルギー

能力を持っていますが、原子炉の安全性を保つために学的なアプローチいわゆるコミュニケーション力が不をいかに確保するか」ということが日常の中で取りざたどういう研究が次に必要かなどは考えてくれません。
つ可欠だと考えています。
それらを両輪に、これからの10されるようになり、
気候変動の問題とともに意識せざる

まり、
AIはニュートンやアインシュタインのように、新し年でどのような安全文化をつくることができるのか。
そを得なくなりました。
その結果、先ほどのアンケート結

い法則や理論を発見することはできないのです。

して、その安全文化に基づいて、どのようにして原子力＊

果が示す通り、「利用するのが良い」「利用もやむを得な

私たちも過去の偉人のような発見ができるわけでは発電所を社会の基盤として認めていただくのか。
このい」と考える人が2022年には急激に増加しましたが、ありませんが、少なくともこれまで取り組んできた研究

テーマをINSSで取り組んでいくことを考えると、楽し積極的な賛成とは限らないことを絶対に忘れてはなりは、研究員がテーマを考え、進めてきたものばかりでみでなりません。

す。原子力発電所を安全に運転するためにはどうすれ沼田 10年後には、おそらく計測技術はさらに高度化

そのうえで、
これからの10年についてですが、先ほどばいいのか。社会に原子力発電所を受け入れてもらう

し、AIやコンピューターなどは技術的に大きな発展を片岡所長が言われた“先手管理”は非常に重要ですが、ためには何を研究すべきなのか。研究テーマを考える

遂げるでしょう。
ただし、技術を発展させ、使うのも人のは人間であることを大前提としながら、人間とテクノ間であり、一方でエラーを起こすのも人間―。
だからロジーのすみわけ、
さらには、
人間とテクノロジーの関こそ、社会的側面や人的側面から原子力発電所の安全わり方を見極めていきたいと考えています。

を考えなければならず、それができるのがINSSの強みません。

言うまでもなく“先手管理”をするのは人間です。人間が管理する限り、
どうしてもエラーが発生し、それを防沼田 晋一 原子力安全システム研究所 取締役・副所長

テクノロジーを活用し、新たな研究に取り組む

ぐためには訓練や教育が必要になります。
そのため、管理する人間や社会、そして、組織についての研究が必要

沼田 原子力発電について広く社会の理解を得るため

で、それらを担うのが社会システム研究所なのです。

には、小泉所長が言われたように、日本のエネルギー事

ほかにも、安全行動や労働災害など、研究しなけれ情への理解を深める活動、
原子力発電所の運営におけばならないテーマは山ほどありますが、その中でも重る安全性の追求など、
私たちが取り組むべきことはたく

要なのが、「エネルギー問題は社会全体の問題であさんあることを改めて理解しました。

る」という意識を、皆が共有し共に考えるにはどうすれ

片岡所長、
技術システム研究所の今後についてお聞ばいいのか。
また、日本の社会や将来世代のために原かせください。

子力発電が必要であることの理解が、自然な形で進む片岡 “ドッグイヤー”といわれるように、IT業界は人間にはどうしたらよいのか。
コミュニケーションのあり方の7倍の速さで成長してきました。
最近はそれよりも早や学校教育のあり方など難しい課題にどう取り組み、

く“ラットイヤー”、
30倍の速度で技術が進んでいるとも社会に発信していくかは大きな研究テーマですね。

言われています。
急速に進歩する技術の中でも特に大きです。
これからの10年も、所員一同、力を合わせ、原子INSSの強みを活かし、さらなる飛躍を遂げる

力発電所の安全・安心につながる研究をしっかりと進
めていきましょう。
本日はありがとうございました。

小泉 これからの10年は、急激に技術が進歩していくと思います。
ただし、その技術を考えるのは人間であり、食料自給率 カロリーベース
食料自給率とは、国内消費に対する国内生産の割合を示す指標。
示
し方は、単純に重量で計算する品目別自給率と、食料全体について
単位を揃えて計算する総合食料自給率の2種類がある。
総合食料自給率は、熱量で換算するカロリーベースと金額で換算する生産額
ベースがあり、
カロリーベースの食料自給率がよく使われる。

11

12

原子力安全システム研究所概要／紹介

組織体制

原子力の社会的信頼と技術的安全を求めて

取締役会長
最高顧問会議取締役社長・所長
取締役・副所長
管理部

INSSでは、社会、技術の二つの側面から原子力発電についての研究に取り組んでいます。

部長

社会システム研究所では、人間科学・社会科学による側面から原子力発電の安心、社会的信頼についての研究を、

総務課
研究管理課
ヒューマンファクター研究センター

技術システム研究所では、原子力発電所の高経年化対策の研究をはじめ、
社会システム研究所

海外の原子力発電所情報の発信や安全・防災への提言などを行っています。

所長

副所長

人間行動グループ
組織文化グループ
社会意識・エネルギー問題研究プロジェクト
高経年化研究センター
計画グループ

基本理念
技術システム研究所

原子力発電の安全性および信頼性の一層の向上と、社会や環境とのよりよい調和に貢献する。

所長

副所長

１. 技術的側面と社会的側面の両面から、幅広い研究を行う。

熱流動・構造グループ
材料グループ
原子力情報研究プロジェクト

２. 独立・第三者的な立場からの客観的な研究を行い、原子力発電の発展のための積極的な提言を行う。

安全・防災研究プロジェクト

３. 開かれた研究活動を展開するとともに、得られた研究成果は広く公開する。

社会システム研究所

技術システム研究所

研究目的

研究目的

日本と世界の将来にとって最も基本となる、エネルギー問題の解決や軽減に貢献するという問題意識のもとに、

原子力発電の安全性・信頼性の一層の向上を図るため、予見性を高め先手管理を目指した研究を行い、運転・科学技術と人間・社会のより良い関係を発展させるための研究を進めています。

保守に直接関連した安全技術の向上を目指します。

研究分野

原子力安全

システム研究所●ヒューマンファクター研究●高経年化研究

原子力発電所における事故の防止、安全性向上のための人的側面からの調査・研究

原子力発電所の長期運転に伴う機器・構造物の経年劣化問題に対して、影響度の評価手法の高度化、劣化機構の解明、予測や測定技術を包括的に研究●社会意識・エネルギー問題研究●

原子力発電に関する社会意識・態度の調査・研究●

原子力エネルギー源としての位置付け、
ならびにエコノミー・エコロジーとの関連を含めた研究

研究分野

社会システム研究所

技術システム研究所●原子力情報研究
原子力発電所の安全性・信頼性向上のため、原子力技術情報や不具合情報を活用し、類似の不具合事象の未然防止に役立つ提言を研究●安全・防災研究

原子力発電所の安全性向上、レジリエンス強化のためのプラント安全評価と原子力防災対応
支援に関する研究13

14

原子力安全システム研究所概要／紹介［ 社会システム研究所 ］
人間科学・社会科学により安全と信頼を追究

ヒューマンファクター研究センター

作成。現場の部署長に回答いただいたデータなどをいます。
まだ始まったばかりですが、評価を継続するこ

もとに、事業所全体を評価し、安全の向上につなげるとで安全文化についての理解を深めていただき、仕事というものです。

のやり方を変えるきっかけとなり、リスクを減らす行

この研究のポイントは、
自己評価の採用です。評価

動に結びつけば、
これほどうれしいことはありません。

を通して普段の仕事のやり方を振り返っていただけ

安全（Safety）
は「許容不可能なリスクがないこと」

るので、自分事として捉えることができ、また、表層的と定義されています。
つまり、安全文化をつくり続ける

ではなくやり方の背景にあるものも俯瞰的に見ることには、リスクをさまざまなアプローチによって抑えていが可能になります。
そして、事業所にとっては“当たりく必要があるということです。
これからも人的側面か前”の中にあるリスクを小さくすることを阻害するもらの調査研究を通じて、原子力発電所の安全文化をのを検証することができます。3年ほどかけて評価方つくり続けることに貢献していきたいです。

法を開発し、2022年度から発電所で実践いただいて原子力発電所における事故の防止、安全性向上を目的に、人的側面からの調査・研究を実施。広範囲な研究対象に対応するため、「人間行動グループ」と、組織の安全ヒューマンファクター研究センター

風土、
モチベーションやコミュニケーションなどに関する研究に取り組む「組織文化グループ」
を設置しています。

社会意識・エネルギー問題研究プロジェクト
社会とのより良い関係を構築するための研究に取り組む

社会システム研究所

人間行動グループ
組織文化グループ

社会意識・エネルギー問題
研究プロジェクト

世の中の大きな流れの中で、原子力に対する
人々の意識の変化を見定める
社会意識・エネルギー問題研究プロジェクトでは、
原子力発電やエネルギー問題に対する一般の方々のとともに、子供たちへのエネルギー環境教育を推進。
現代意識動向を把握する調査、適切な情報発信やコミュ社会における望ましいエネルギーの利用方法等を研究

ニケーションのあり方についての調査研究、そして、し、エネルギー問題を自分事として捉えられるように、学若い世代に向けたエネルギー環境教育の内容や教材

校でのエネルギー環境教育に取り組んでいます。

の研究開発に取り組んでいます。

社会意識・エネルギー問題
研究プロジェクト

藤田 智博

入社当初はヒューマンファクター研究センターに現場で働く人の行動を変えることで、原子力発電所の安全文化をつくり続けたい

調査結果を対象者の方々に説明する機会が多く、調査結果の現場での活かし方について経験できたことは、今の私の礎になっています。社会意識・エネル
ギー問題研究プロジェクトに異動後は、原子力をテー

人間行動グループでは、原子力発電所を安全に運とした研究を行っています。
その中で私は、人間に影マとする意識調査の設計と分析に従事し、調査は毎営していくためには、技術的側面と人的側面の両方か響を与える外的な要因、組織や仕事の仕組みなどに

年定期的に行っています。

らの知見が必要という考えのもと、人間の行動を対象

焦点を当て、現場の声を聞きながら安全文化や組織
文化について研究しています。

人間行動グループ

高城 美穂

15

所属し、組織で働く方々の調査研究に従事しました。

この調査の目的は二つあり、一つは、同じ質問を繰り返して得られたデータを時系列で比較し、原子力にしています。

私が組織文化に興味を抱いたのは、同じ会社で対する態度の変化を明らかにすることです。例えば、研究を行うにあたり、調査票の設計に日々、頭を悩あっても事業所ごとに仕事のやり方が違うことを

原子力発電の利用について、福島第一原子力発電所

ませていますが、設計した調査票によって一般の方々知ったことがきっかけでした。事業所間で異動があるの事故以前から現在まで、意識がどのように変化したの意識や思考が分かり、世の中がどのように動いていにもかかわらず、その違いが維持されていることかのかがこの調査によって分かります。

くのかが明らかになる―。それを見通すことが、今の私のやりがいになっています。

ら、組織文化の存在に着目。調査研究を進めるうちもう一つは、原子力だけでなく環境問題や科学技に、組織の“当たり前”が働く人間の判断や行動に大術など時事的なトピックスに絡めて質問することで、ロシアによるウクライナ侵攻によって、一般の方々のきく影響を与えている実態が分かってきました。
そし

賛否だけでなく、その背後にある意識の変化を捉える

エネルギー安全保障に対する意識は高まりました。
そて、福島第一原子力発電所の事故を経て、研究内容はことができます。昨今では、新型コロナウイルス感染の一方で、
カーボンニュートラルやグリーントランス

より現場の安全に近い安全文化へと移行。今は組織症やロシアによるウクライナ侵攻といった事象が原

フォーメーション（GX）の認知はまだまだのように思文化が安全に与える影響について研究しています。具

子力発電やエネルギー問題に与える影響を問う質問

います。世の中の大きな流れの中で、人々の考え方や体的には、事業所の方と相談のうえ、
これまでの研究

項目を設定しています。
まだ分析途上ですが、ロシア

意識がどのように変化していくのか。
これからも調査結果をもとに組織の安全文化を自己評価する方法をのウクライナ侵攻は、調査結果に大きな変化をもたら研究を継続することで、見定めていきたいと思います。

16

原子力安全システム研究所概要／紹介［ 技術システム研究所 ］
原子力発電の安全性・信頼性の一層の向上を追求

安全・防災研究プロジェクト

高経年化研究センター
劣化の予測やメカニズムなどの研究を推進。
「計画グルー

原子力発電所の深層防護およびレジリエンス強化のため、

プ」「熱流動・構造グループ」「材料グループ」の3つのグプラント安全評価と原子力防災対応支援に関する研究をループで構成され、国内外の研究機関、大学等との連携は行っています。

もとより、電力会社のニーズとの整合を図りながら、
原子
力発電所の高経年化対策に貢献する成果の発信を続け、高経年化研究センター

規格基準策定等に協力しています。

原子力情報研究プロジェクト
海外の原子力発電所の事故や故障の情報を入手・分析

技術システム研究所

し、データベース化するとともに、加圧水型原子炉（PWR）を持つ国内の事業者に、類似不具合事象の未然防止のた計画グループ
熱流動・構造グループ
材料グループ

年に発表。検査は通常、決められた間隔で行われます

私の研究は、世間で話題になる前にトラブルの目が、この手法を用いれば、もし、長期間亀裂が発見さをつぶすためのものであり、重要性が理解されにくい

れなければ、次の検査までの間隔を長く設定すること分野でもあります。
また、福島第一原子力発電所の事が可能となります。つまり、状態に応じて検査の回数

故以降、運転が停止していた期間は亀裂評価に対すを決めることができ、検査スケジュールの最適化を図る関心が低くなることもありましたが、原子力発電所れるのです。発表当時、アメリカでは流体の温度変動を安全に運転するためには必要な研究です。
これかに起因した亀裂が多く発生し、検査数が増加。
アメリらも、「研究は使われて初めて価値がある」を胸に、
自カの電力中央研究所（EPRI）から、亀裂の早期発見と身の研究成果が多くの研究者に引用されたり、規格

経済性を両立させるため、検査間隔を最適化する手基準などに採用されたりすることをやりがいとし、後法の研究依頼を受け、現在、研究成果の実用化に向

世の方々にも広く使っていただける普遍的で説得力けた検討が進んでいます。

のある成果が出せるよう一歩一歩前進し続けます。

劣化のメカニズムを解明し、原子力発電所の安全性向上に貢献
材料グループでは、腐食チーム、照射チーム、検査

原子力情報研究プロジェクト

チームにわかれ、腐食や熱、照射損傷などによる原子安全・防災研究プロジェクトや、劣化の程度を測定するための技術開発に取り組んめの提言を行っています。

力発電所の機器・構造物の経年劣化メカニズムの解明でいます。
その中で私は照射チームに所属しており、
原

材料グループ

三浦 照光

子炉の劣化原因の一つである中性子照射によるナノレベルの微小な変化を電子顕微鏡でメートル（10-9ｍ）

原子力発電所の安全性を高めるために後世に残せるような研究成果をあげる

研究しています。
この10年で特に印象に残っているのは、
「超微小引
張試験法」
の開発と研究への適用です。
「超微小引張試
験」とは、髪の毛の太さより小さなマイクロメートル

原子力発電所の損傷を未然に防ぐための研究をし、事故や故障を未然に防ぐ研究を行う一方で、予測（10 -6 ｍ）サイズの試験片を、電子顕微鏡を見ながら行っているのが、熱流動・構造グループです。具体的手法の開発など想定外事象に備えた研究も実施。
ま引っ張って破壊する試験のことで、試料作製から試験には、原子力発電所における想定外を少しでも減らた、高経年化の一因である応力負荷・熱負荷を評価す

方法まで創意工夫が求められます。
まずは試験法の開る研究や劣化を予測する研究も行っています。

発からスタートし、
既存の装置を活用した方法を確立し役立つ研究”として、廃炉になった原子炉の材料を分

私は主に、亀裂が入った構造物の強度評価、繰り返た後、さらに改良を重ね、部分的に専用の装置を開発す

析し、劣化予測を検証する研究などにも取り組んでし荷重下での材料強度、地震荷重に対する機器の強るなど約10年の歳月をかけて開発を進めました。
試験

います。

度評価について研究しています。
プラントの長期使用法の開発が進むことで、不可能だった微小な領域での運転期間延長認可制度に基づき、原子力発電所は

もしくは、地震によって繰り返しの荷重がかかること

破壊試験が可能となり、中性子照射による劣化メカニ

最大60年の運転が可能となりました。
しかし、
まだま

で、亀裂が発生するリスクが高まります。亀裂の発生

ズムの解明につながる数々の世界初のデータがとれただ風当たりが強いのも事実。一般の方々に少しでも原を防止することは重要ですが、過度に安全側に予測ことは、研究者として誇りに思います。
この試験法を多子力発電所の安全性を理解し、信頼していただくためする場合も多くあることから、科学的・合理的な評価

くの研究者の方々に使っていただき、データを公開してに、自身のレベルアップはもちろん、今まで以上に外部を行うため、実験で得たデータをもとに劣化の進みいただくことで、原子力発電所の安全性向上につながの方々との交流を深め、例えば「チーム日本」のような具合をシミュレーションするなど学術的なアプローチ

ることを期待しています。

体制をつくり、より質の高い、より実践的な研究を進め

熱流動・構造グループ

釜谷 昌幸

現在は、
「 超微小引張試験法」のブラッシュアップ

られるような取組みも行っていきたいと思います。
こ

研究成果としては、亀裂寸法と繰り返し数の関係をに取り組む一方で、福島第一原子力発電所の事故後れからも原子力発電所のさらなる安全性向上につな

ベースに検査間隔を最適化する手法を開発し、2016に強く求められるようになった“即効性のある、すぐにがる研究に邁進していきます。

を含めた取組みを行っています。

17

調べ、劣化のメカニズムの解明や、状態管理について18

今後の原子力への期待

INSS 30周年に寄せて
茅 陽一

公益財団法人 地球環境産業技術研究機構（RITE）顧問
原子力安全システム研究所 最高顧問会議 議長

森望

関西電力株式会社 取締役代表執行役社長

松村 孝夫

関西電力株式会社 代表執行役副社長

石塚 博英

公益財団法人 若狭湾エネルギー研究センター 理事長

宇埜 正美

福井大学附属国際原子力工学研究所 所長

木下 冨雄

京都大学 名誉教授
公益財団法人 国際高等研究所 フェロー

山口 彰

東京大学 名誉教授
公益財団法人 原子力安全研究協会 理事

三島 嘉一郎京都大学 名誉教授
原子力安全システム研究所 技術システム研究所 前所長※2022年12月までに寄稿いただいたものを掲載しています。

茅 陽一
公益財団法人 地球環境産業技術研究機構（RITE）顧問
原子力安全システム研究所 最高顧問会議 議長

はやいもので、原子力安全システム研究所（INSS）

発電の総コストは高くなる。ただ、日本は四方を海でが生まれてからもう30年が過ぎた。
だが、
日本の原子

囲まれており、
これを利用する大型の洋上風力は有望

力の歴史はもう少し古く、原子力発電がはじめて行わな自然エネルギー資源といえ、これに力を注ぐことをれたのは1963年の東海実験炉である。
そして現在、
我

期待したい。

が国には33基の原発が存在し、大半は出力100万kW

一方、従来の主役である化石燃料だが、地球環境への大型発電所であり、日本の発電のかなりの割合を占の関心が高い現代ではその排出するCO2が温暖化のめそうだが実際にはそうではない。
やはり2011年にお元凶として大きな問題となる。対応方策は、CO2の回ける福島第一発電所の事故の影響は大きく、そのあと収貯留（CCS）の導入だが、化石燃料からの排出CO2

しばらくは日本全体で動いている原発はない、というの量は多く、
そのCCSコストがかなりの負担となる。
石有様だった。
現在稼働する原発は10基だが、政府の計

炭火力の例をとると、そのCO 2 排出はkWhあたり

画をみると2030年の日本の電源構成ではkWhでみ0.8kg程度で、これをCCS処理をする場合そのコストて原子力が20〜22％とかなり高く、国の原子力へのはトンCO2あたり数千円から2万円程度、といわれて期待は依然大きいことがわかる。
そこで他の電源を含いる。仮に1万円とすれば、kWhあたり8円となり、発めて今後の電力供給での原子力の役割を総合的に考電コストの3〜4割となる。世界でこれまでに多くの化

えてみたい。

石燃料発電所が建設されているが、まだCCS設備を

電力供給は、基本的には水力・風力・太陽光発電などの自然エネルギー、石炭や天然ガスなどの化石燃導入した発電所は数えるほどしかないのは、そのコス
ト負担がこのように大きいことが原因であろう。

料、
そして原子力の3つのタイプのエネルギーが一次こういう状況の中で、やはりCO2を発生しない原子

エネルギーとなっている。
自然エネルギーの中でも水力発電所はエネルギー環境的に大きな意義を持つと力や風力は古くから世界各地で利用されているが、他考えられる。
ただ、福島事故の影響もあって海外の原のタイプのものはコスト的にも技術的にも利用が進ま

発にくらべて日本の原発の平均稼働率は未だに大幅ず、その利用が広がったのは地球温暖化問題が世界に低く、十分な稼働にいたっていない発電所もいくつ的に認識されるようになった20世紀後半からである。

かある。欧米での原子力発電所の稼働率が90％前後

問題点の一つは出力が水力の場合を除けば必要設備の高い値であることを思うと、今後日本の現在存在す

面積が大きいことである。
その代表例が太陽光発電だ

る原発の運用をどう改善しその稼働率を引き上げるろう。
太陽光発電の場合、1kWの出力を得るには15平かが今後のエネルギー政策での一つの大きな課題で方メートル程度の面積がいり、
しかも昼夜と春夏秋冬

はあるまいか。

という時間による出力の大きな変化があるので、その年間稼働率は日本の場合ほぼ13％程度である。
日本の電力総需要は年間でほぼ1兆kWhだから、太陽光発電でそのすべてを賄おうとすると日本の28分の1、ほぼ福島県と同程度の面積（東京都の6倍）が必要になる。
建物の屋根などを利用するにしても、この面積もあまりにも大きい。
また、その出力は時間的に大幅に不規則変動するので、大規模に利用しようとするとそのエネルギーを一旦貯蔵する必要があり、
その分当然

19

20

原子力の安全・安心確保に向けた先進的研究に期待
このたび、
原子力安全システム研究所が創立30周年を迎えられましたことを、心からお慶び申し上げます。

森望

松村 孝夫

関西電力株式会社 取締役代表執行役社長

関西電力株式会社 代表執行役副社長

を、
将来に亘り長期的かつ安定的に活用していかなけ
ればなりません。

このたび、
原子力安全システム研究所（INSS）
が創立30でも、将来に亘って原子力発電を活用するため、安全性周年を迎えられましたことを、心よりお慶び申し上げます。

の確保を大前提とした既設炉の最大限の活用や、新たな安全メカニズムを組み込んだ次世代革新炉の開発・

原子力安全システム研究所におかれましては、発電当社といたしましても、2050年ゼロカーボン社会の

INSSは、1991年の美浜発電所2号機における蒸気発生所の立地する美浜町に拠点を置き、技術・社会の両面か実現を目指し、安全最優先を大前提に、原子力の最大

器細管破断事故を契機として、当社から独立した第三者

ら幅広い研究を実施され、当社グループの一員であり限の活用に向け取り組むとともに、本年策定した「ゼロ的な立場で設立され、幅広い分野で高い見識を持つ最高

そして、当社においても、「 ゼロカーボンビジョンながら、独立した第三者的な立場から忌憚のない提言

カーボンロードマップ」
でも表明した通り、
次世代軽水

顧問の皆さまのご助言を頂きながら、長年に亘って当社

2050」
にて、
出力安定性に優れエネルギー密度が高いを行うことで、当社のみならず、
わが国原子力発電の安炉等による新増設・リプレースの実現に向けた検討

事業に対する客観的な視点からのチェックをしていただ

原子力エネルギーについて、安全最優先を前提に、最全性・信頼性の向上に多大のご貢献を頂きました。

や、水素製造への原子力エネルギーの活用など、原子

いております。
そして、2004年の美浜発電所3号機2次系大限活用する方針を打ち出しているところであり、原力のさらなる可能性の拡大を目指してまいります。

配管破損事故においても、その再発防止策である安全文

子力発電所の運用を高度化して、稼動率を高めていく

とりわけ、
2004年に発生した美浜発電所3号機事故

建設などの議論が開始されようとしています。

を受け、当社グループが安全文化の再構築をはじめとそして、今後も原子力を活用していくうえで大前提化再構築について多大なるご協力をいただいております。

ことを通じ、
より多くのゼロカーボン電気をお客さまへした再発防止対策の徹底に邁進する中、当研究所におとなるのが、安全の確保であることは言うまでもあり

現在、
当社は、
東京電力福島第一原子力発電所事故をお届けすることを取組みの大きな柱としております。

かれては、機器の高経年化に関する技術面の研究や、

ません。

踏まえ、
このような事故を二度と起こさないとの固い決その実現には、
まず何よりも、原子力発電所の安全・事故の背景にある意識・組織風土に関する心理面の研当社はこれまで、
世界最高水準の安全性の実現を目

意のもと、安全性のたゆまぬ向上への取組みを進めてい安定運転を継続し、地域や社会の皆さまからの信頼を究などにご尽力を賜りました。
福島第一原子力発電所

指し、徹底した安全対策に取り組んできましたが、今後るところですが、
INSSによる世界の原子力安全情報の収賜っていくことが重要であり、この点において、原子力発事故以降も、事故の原因分析や対策検討にとどまらとも、規制の枠組みに捉われることなく、
国内外の事例集・分析・提供は、
我々が学び改善していく重要な機会と電事業者の中で唯一、事業者から独立した原子力安全ず、長年続けてこられた人的側面からの研究を活かや知見を積極的に学びながら、
原子力発電のたゆまぬなっています。
また、
2021年の美浜発電所3号機の40年に特化する研究所を設立し、客観的なチェックをしていし、緊急時のリーダーシップ能力向上に向けた「たいか

安全性向上に力を尽くしてまいります。
加えて、
事業の

超運転での再稼動にあたっては、
廃止プラントでの原子

ただいていることは、当社の大きな強みとなっています。

ん訓練」
を開発されるなど、発電所の安全性向上に大推進にあたっては、立地地域の皆さまをはじめ、社会

炉容器の照射脆化に関する研究等、
プラントメーカーのそして、将来に亘って安全に原子力発電所を運転し、きく貢献頂いています。

の皆さまへの迅速で分かりやすい情報提供に努める

研究に基づく評価とは異なる視点の研究により評価の妥

稼動率の維持・向上を実現していくためには、
高経年化

など、
皆さまのご安心とご理解を賜るよう、不断の努力

当性を高めることに貢献いただくとともに、各種の意識していく各プラントの安全性を技術的な根拠を以ってを重ねてまいる所存です。

調査やアンケートの分析により社会や地域のご理解を賜確認・立証していくこと、
さらには、
その安全性についてこうした取組みを進めていくうえでも、
技術・社会のる活動にもご協力いただきました。
さらに、2020年の大地域や社会の皆さまのご理解を賜ることが極めて重要

昨今、世界的に脱炭素化への対応が急務となってい両面から、原子力の安全・安心の確保に向けた研究を

飯発電所3号機加圧器スプレイ配管応力腐食割れ
（SCC）

である中、
これらはまさに、
INSSが行っている技術シス

ることに加え、本年2月以降、ウクライナ情勢の深刻化

積み重ねてこられた原子力安全システム研究所の役割の規制対応では、SCCに関する専門的な知見からのご支

テムと社会システムの二本立てによる立体的な視点でにより、電力需給がひっ迫し、資源価格の高騰も続くはかけがえのないものであり、その重要性は今後ます

援をいただくとともに、当社からINSSへの出向によっての研究活動と重なるものであり、INSSの存在は、
より中、原子力に対する関心・期待が国内外で急速に高まます高まっていくものと考えております。
引き続き、先知見を深め、
成長した人財が活躍するなど、
まさに、実務

一層当社の強みになっていくものと考えています。

りつつあります。

進的な研究・調査を通じ、原子力のさらなる安全性・信と研究との循環を体現するような事例となりました。

これまでの30年間に亘る、
原子力安全システム研究
所の取組みと多大なるご功績に対しまして、改めて感謝を申し上げます。

特に、資源に乏しいわが国では、3E（エネルギーセ
キュリティの確保、
経済性、
地球環境問題への対応）の21

原子力の未来を見据え、たゆまぬ安全性向上の礎として頼性の向上に貢献されることを、大いに期待したいと
思います。

従って、
INSSには引き続き、国内外の原子力安全に関このように、
これまでのINSSの分析および実践的研究する情報の分析・提供や、材料分野を中心とした高経年化等の活動が、
当社原子力の安全性向上に多大なる貢献を

プラントの安全性に関する技術的な研究、
そして、
ヒュー

バランスに優れる原子力発電の果たす役割は大変大

今後とも、地域に根差した研究所として、また、世界いただいておりますことに、改めて、感謝を申し上げます。

マンエラーやリスクコミュニケーションなどの社会科学的

きく、2050年カーボンニュートラルの実現を目指すうの原子力安全を牽引する研究所として、
ますますご活わが国では「2050年カーボンニュートラルの実現」

な研究について、発電所の現場に近いこの美浜の地で、時

えでも、欠かすことのできない大切な切り札になると躍されることを祈念するとともに、当社事業に対し、
よに向けて、
原子力発電はその実現に不可欠な確立され代に合わせた選択と集中により実効性を高めながら、国考えています。昨年10月に閣議決定された第6次エネ

り一層のご支援を賜りますようお願い申し上げ、私のたゼロカーボン技術として、さらにはウクライナ情勢を内外の研究機関・大学との連携による高いレベルの活動

ルギー基本計画においても、原子力は再生可能エネル

挨拶とさせて頂きます。

受けたエネルギーセキュリティの観点から、改めてそのを行っていただくとともに、当社はもとよりわが国の原子ギーと並び、
実用段階にある重要な脱炭素電源として重要性が評価され、社会の期待も高まってきておりま

力人財の育成の場となることで、「たゆまぬ安全性向上の位置づけられており、私たちは、この重要な非化石電源す。
政府のグリーントランスフォーメーション実行会議

礎」
としての役割を果たしていただくことを期待します。

22

安全安心と地域の発展を追求する研究施設として
石塚 博英

宇埜 正美

公益財団法人 若狭湾エネルギー研究センター 理事長

福井大学附属国際原子力工学研究所 所長

創立30周年、おめでとうございます。
原子力安全システや人材育成の中核的拠点として、廃止が決定している

原子力安全システム研究所（INSS）
創立30周年、
お研究炉の概念設計を受託しております。
前者は、
日本中

ム研究所が原子力の安全を確保・維持するため、技術シ

もんじゅサイトに、中性子を利用して研究開発を行う

めでとうございます。
まずは原子力の安全性向上に多の原子力の研究・教育機関が連携して人材育成事業を

ステム研究所による工学的な安全と、
社会システム研究

新たな試験研究炉を設置することとしています。
中性

大な貢献をしてきたことに畏敬の念を抱くとともに、行うことにより、国内に数か所の原子力人材育成の拠所による組織や人といった社会的な安心を追求してきた子は、大学や研究機関だけでなく、
プラントメーカーや

平成16年の福井大学大学院工学研究科原子力・エネ

点を形成するとともに、4つの事業グループからなるコ

ことは大変すばらしいことと共感します。
原子力の安全自動車メーカー、
化学メーカーなどでも既に研究開発

ルギー安全工学専攻設立時から複数の客員教員の方

ンソーシアムを形成して、構成機関の人材育成シーズ

技術の向上と人々の安心、
これは、
原子力の有効利用をで活用されており、
現在、京都大学や福井大学、
日本原に講義や学生の指導の一端を担って頂いてきたことを連携させてモデルカリキュラムを作成する取り組み

続けていく上で、必要不可欠なものであります。
福島の事

子力研究開発機構等を中心に委員会を立ち上げ、設計に深く感謝申し上げます。

です。福井大学は福井工大、JAEA、原電および関電を故以降、再生可能エネルギーの開発が進められています

や利活用促進についての検討がなされているところで私どもの研究所は平成21年に福井県における原子中心とするグループで毎年秋に1週間の「つるが原子力が、国のエネルギー基本計画でも原子力発電の電力構成

あります。
将来、
県内外の多くの企業が、試験研究炉の力の研究・教育の拠点となるべく設置されましたが、平セミナー」を実施しています。
INSSはこの事業に参加しを20〜22％と見込んでおり、
原子力はこれからも必要な中性子と当研究センターのイオンビームの2つの放射

成24年に敦賀に移転した際には福井県嶺南の原子力て頂いておりませんが、福井大学はこの事業におけるエネルギーです。
今日、
原子力には従来にも増して安全安線を利用し、
地域産業の活性化に結び付いてほしいと

関連機関と連携して原子力の研究教育を行っていくべ

産学連携グループのとりまとめも行っているので、今心のための技術と啓発が求められており、御社の役割は願っているところです。

く、
INSSを含む嶺南の原子力機関と連携協定を締結し後、新しいセミナーの展開の他、リカレント教育や社会

このほか、嶺南地域には、
原子力安全システム研究所

ました。
実際に、
INSSとは資源エネルギー庁の安全性

人博士課程教育などでもINSSの協力を得られればとさて、福井県の嶺南地域は、原子力発電所の立地地と当研究センターのほか、福井大学附属国際原子力工

向上原子力人材育成事業や、ステンレス鋼の硬化機構思っております。一方、文科省より受託した「もんじゅ

域として、原子力と共存してきた地域であります。
しか学研究所や日本原子力研究開発機構の敦賀総合研究に関して共同で研究をさせて頂いてきました。

サイトに設置する新たな試験研究炉の概念設計及びし、現在、福井県の原子力発電所は、
長期間にわたる運

開発センター、各電力会社の原子力研修センターなど、

平成23年の福島第一原子力発電所
（1F）
事故以降、

運営の在り方検討」
では、中性子利用を主目的とする

転停止や、15基中7基が廃止措置に移行するという状

原子力やエネルギーに関する研究施設や研修施設が多くの原子力発電所が停止しましたが、その後新規制小型・中型炉に対して、炉心設計と地盤調査を担当す

況にあり、地域経済への影響も不安視されます。
このた集まっております。
中性子を扱う新型研究炉が加われ基準に対応するためたゆまない努力を続けた結果、
今

るJAEAや利用・運用の在り方を検討する京都大学ととめ、安全安心な原子力利用とともに、廃炉時代の産業

ば、より多様な研究や技術開発ができるエリアとなりま

年の冬には関西電力の5基の原子力発電所が、来年春

もに、
福井大学は地元との連携構築を担っております。

育成も課題となっています。

す。2024年春には北陸新幹線が敦賀まで延伸されまには7基全てが稼働する状態にまでなりました。福井

福井大学の活動は地元企業に寄り添って利用を促進

2020年3月に福井県が策定した「嶺南Eコースト計

す。
最新の原子力安全技術や放射線研究施設の利用の大学でも1F事故以降、学生の原子力離れの中、工学する伴走型連携の構築と将来に中性子を利用する人

画」
では、「嶺南地域を中心に、原子力をはじめ再エネをために日本中から多くの研究者や技術者が集まるエリ部・工学研究科の組織再編に合わせてその両方に原子材を輩出するための人材育成ですが、将来に向けてこ含む様々なエネルギーを活用した地域経済の活性化やアとなるよう、
より高度な研究成果を原子力安全システ

力安全工学コースを設置し、原子力の研究・教育の拠の試験研究炉を核として福井県嶺南の研究開発機関

まちづくりを目指すことにより、
人・企業・技術・資金（投ム研究所とともに追求していきたいと思います。

点を敦賀の附属国際原子力工学研究所に集約させるが連携し、様々な量子ビームを利用した一大研究・開発

資）が集まるエリアの形成を図る」
ことを基本理念としことにより、原子力の学習一貫教育システムを築きま

都市の形成に向けての議論が自治体も巻き込んで開ています。
この計画では、「原子力関連研究の推進およした。
このように1F事故直後の原子力に対する強い逆始されようとしております。
ここでもINSSは単なる中性

び人材の育成」「デコミッショニングビジネスの育成」

風は10年以上の年月をかけて徐々に弱まってきました

子利用だけでなく、この研究開発都市実現に向けても「様々なエネルギーを活用した地域振興」「多様な地域が、
コロナ禍やウクライナ侵攻などの影響により、今年

協力いただけるのではと思っております。

産業の育成」の4つの基本戦略を掲げています。
当研究に入って国の方でもエネルギーの安定供給のためにこのようにこれまでのエネルギー供給のための原子センターでも、これらを推進するため、国内外の原子力

原子力だけでなく、新型炉やSMRなどが取り上げら力利用における安全性向上とその人材育成だけでな人材の育成のための研修や、地元企業と廃止措置工事

れ、そのためのインフラ整備や人材育成などが議論さく、
今後は原子力のエネルギー分野以外の利用についの元請企業とのマッチング支援といった取組みを行っれるなど、逆風から少し追い風に変わってきたようにての研究と教育についても、INSSと連携していければ

ています。
また、
真に地域に貢献できる研究を目指すた

思います。

と思っております。

ますます重要になっていくものと思います。

め、育種等の分野でニーズや成果を重視し、より実用化を目指した研究に取り組んでいます。
また、国では、西日本における原子力関連の研究開発

23

世界最高水準の原子力の安全を支える人材の育成を福井から

私どもの研究所でも丁度コロナ禍が本格化しだした令和2年度より、文科省より国際原子力人材育成イ
ニシアティブ事業ともんじゅサイトに設置予定の試験

24

「技術」
と
「社会」
の基軸を
次世代の原子力にINSSとの長〜いお付き合い

山口 彰

京都大学 名誉教授
公益財団法人 国際高等研究所 フェロー

東京大学 名誉教授
公益財団法人 原子力安全研究協会 理事

INSSが創立30年の節目を迎えられたという。創立に集中しすぎではないかという風評である。私は詳し

原子力安全システム研究所が創立30周年を迎えらを解析・評価し、安全性を確実なものとする技術的な当初から関わりを持っていた私からすれば感慨無量

い内情を知らないのでコメントする立場にないが、もれましたこと、
これまでの原子力分野の研究成果と産エビデンスの蓄積が不可欠です。
原子力安全システムというより外はない。
こころからお祝いの言葉を申ししそれが事実だとすれば、全国から有能な頭脳を招い業発展への貢献・実績に敬意とともに心よりお祝いを研究所の専門性を発揮する場面です。

上げる。

た方がより良いのは当然であろう。

申し上げます。貴所設立の契機は1991年の関西電力

日本の原子力の開発・利用は新しい局面に入りましそれにもう一つお勧めなのはJAXAとの共同研究で

美浜発電所２号機の蒸気発生器細管破断事故でした。

た。革新的な安全機構を組み込む新しい軽水炉の開INSSが創立された1992年、
私に社会システム研のある。
一見異質な分野の野合ではないかと思われるか

この原因は二相流に励起されて蒸気発生器の細管が発・建設に向けて大きく舵を切ったところ、新しい軽水初代所長に就任して貰えないかという話が突然舞い込も知れないが、実は両者は「巨大複雑系システム」
とい

振動する流力振動と云われる現象でした。奇しくもそ炉は安全をこれまで以上に追求し、最適化された美しんだ。
それまで関原懇や原安協の委員を務めていたのう観点から機能的に等価な組織なのである。私もの4年後に高速増殖原型炉もんじゅで二次系温度計のい姿を目指す必要があります。
あわせて、新しい軽水で目を付けられたのかも知れない。
こころは動いたが当JAXAと一緒に研究を始めたときそのことに気づいて、さや管が双子渦によって駆動される流力振動で折損炉は、その価値が正当に評価され、エネルギー・経済時私は京都大学の総合人間科学部長を勤めており、
職心理学会で合同シンポジウムを開催したが観衆の反し、私はその原因究明のため数値解析を行っておりま

安全保障と脱炭素社会の構築に資する技術として国掌上お断りせざるを得なかった。代わりに就任された

応は今一つであった。
日本の研究者は狭い固有分野にした。
同じ流力振動を研究しているということで、
けい

民、社会から歓迎されるものでなければなりません。

のが大阪大学の三隅二不二先生であったと思う。

捕らわれてホラ話を語ることを躊躇う癖があるから、こはんなの地を訪問、貴所の研究者の方々と意見交換を

原子力安全の技術的側面と社会的側面を両輪としてのシンポジウムは時代を先取りしすぎたのかも知れな

したことを鮮明に記憶しています。

原子力の開発・利用に貢献するという研究所の理念［昔ばなし］

INSSの活動は大阪で始まったが1993年からは拠点が関西学研都市に移り具体的な活動が開始される

い。
問題は共通テーマの選び方であろう。

ことになる。
そこで研究成果発表会、講演会、
シンポジ［これからのはなし］

原子力安全の技術的側面と社会的側面を相並ぶ基は、新しい軽水炉の開発と建設、
さらには第4世代の軸として両者の相互作用を育みながら研究するという革新炉の開発に向けても有用な専門知をもたらすに違いありません。

ウム等が開催されたり研究雑誌が発刊されることに上に述べたことと関係して、INSSは先ず同業他社の研究所の理念は、今日の社会科学分野の進展をみれなった。
私も同年に京大を定年退職し私立の大学に移電力会社と共同研究を始める必要があるのではない

ば、先見の明があったと言わざるを得ません。研究のさて、
日本原子力学会は新しい軽水炉について「社籍したので、改めて新しいお付き合いが始まった。
職務かと思う。私もこれら他組織と研究をご一緒したこと

双基軸のもとに20年にわたって積み上げられた成果

会」
と
「技術」
という視点から検討を重ねました。
「社会は研究企画会議や講演会などである。

があるのだが、社員の方々のレベルの高さと愛社精神と関連学協会からの数々の受賞実績は燦然と輝くものと共存する魅力的な軽水炉の展望」と「次期軽水炉のそのころ美浜の原発周辺の住民から研究所が学研都の高さに感服した覚えがある。
これらの組織がエゴをです。2004年の美浜発電所3号機の二次復水系配管

技術要件検討」という二つの委員会を設置し、提言を市にあるのは事故のリスクから逃げているのではない

捨てて大同団結し共同研究を進めれば、
素晴らしい成の減肉による破断事故を踏まえて高経年化に関する報告書としてまとめました。研究所30周年記念誌のかというクレームが寄せられ、それを契機にINSSも美果が出ることは間違いない。

日本の研究を牽引されたこと、2011年の東京電力福

メッセージを書きつつ、すでに30年前に「社会」と「技

浜に移転することになった。
1997年のことである。
似た

また軍事、
食料と並んで、国家の三大セキュリティの島第一原子力発電所事故の後には原子力災害や緊急術」というキーワードをもって研究所を設立された先話は京大の熊取原子炉実験所（現・複合原子力科学研一つであるエネルギー問題を、
市民や行政も含めて大時対応の研究を強化・進展させたことなど、何よりも原達の見識には驚かされます。失敗の経験を謙虚に学究所）の設置の際にも発生したと聞く。
住民に寄り添う所高所から議論する必要があろう。
ことに石油や石炭

子力安全のたゆまぬ追求への貢献は特筆すべき活動

び、次の時代に向かってイノベーションを起こしていくという言葉は観念的なものではなく、具体的行動としてなど自前のエネルギー資源が極端に乏しい日本は、準であると思います。

気概を持ち、
次世代の原子炉の開発・建設に向けて、
原表明されないと納得されにくいことが分かるだろう。

国産エネルギ―の原発は好むと好まざるを問わず持

昨今のエネルギーをめぐる世界の変容には驚かさ［今のはなし］続せざるを得ない。市民が好む自然・再生可能エネル

れます。
しかも、
その変容は一過性のものではなく構造

INSSの研究レベルは公平に見て高い。
ただ残念な

ギーは、量はともかく質が低くてここしばらくは電力的なものであるわけです。足元のエネルギー危機に対のは研究報告がINSSの報告書に書かれることが多ネットワークに組み入れるのは難しい。
そしてこのエネ処するために、原子力発電所の再稼働は最重要課題でく、関連学会の学術誌にあまり掲載されないことであルギーセキュリティ問題は国家の安全保障そのものとす。原子力発電所の全世界の平均稼働率はここ20年

る（ことに社会システム研）。
これはまことにもったいな言えよう。
第二次世界大戦の勃発も、現在のウクライナ

以上、80％の水準を維持しています。安定で潤沢に低い。
学会誌に掲載されることはその内容が一企業を超を巡る戦争も、すべて背後にはエネルギーセキュリ

廉なエネルギーを供給し、さらに備蓄性にすぐれた原

えて広く学問世界に汎化されることを意味するから、

ティ問題が絡んでいるからである。

子力を最大限活用することの意義は明確です。
原子力

INSSとしても大きなメリットだと思う。
また少し気になるのは、所員の出身校が特定の大学

25

木下 冨雄

子力安全システム研究所が一層の存在感を示されることを願ってやみません。

発電所を最大限活用するには、運転経験やデータを蓄積・分析し、発電所の状態をモニターし、経年化の影響26

今後の原子力安全システム研究所に求めるもの
三島 嘉一郎京都大学 名誉教授
原子力安全システム研究所 技術システム研究所 前所長

27

2011年3月、東日本大震災に伴って発生した東京する人と組織の総体と考えている。
それぞれの要素のを活かして、
どのようなことで貢献できるのかを検討

いずれの問題にも連携して取り組むことができ、それ

電力福島第一原子力発電所事故（以下、1F事故）は、単なる寄せ集めではなく、それらが有機的につながっする必要があろう。

が強みだと考える。

長年、原子力安全研究に従事してきた私にとって青天て全体としてバランスよく機能を発揮する必要があ

最後に、原子力情報研究。国内外のトラブル情報や

近年、新規科学技術の研究開発・社会実装の際にの霹靂だった。私が属する世代は、原子力を巡る状況る。そしてINSSの役割は、それぞれの要素自身の研

原子力技術の動向などの調査・分析を通じて得られ生じる技術的課題以外の課題、
つまりELSI（倫理的、の大きなうねりの谷間の時代に働き、長いキャリアの究と、それらの要素を原子力安全の観点から有機的・た知見は、レジリエンスで言う「過去に学ぶ」というこ

法的、社会的課題）に配慮すべきとの考えが広がって末に原子力ルネッサンスなどと期待が高まり、やっと効果的につなぐ方策を提案することだと考える。

とであり、学んで、そして想像力を働かせて安全対策

いるが、INSSの研究においても、これを念頭に研究を

再び波に乗れそうな時代が来たと思っていた。
しかINSSの研究に対して、
まず、高経年化研究についに活かすことが重要である。その成果をもって、我が進め、専門家の間のみならず、社会的にも信頼されるし、1F事故によって期待は見事にうち砕かれた。原子

ては、その成果は原子力発電所の先手管理につなが国の原子力発電所の自主的安全性向上の推進・支援

研究活動を展開していただきたい。

力に対する信頼は大きく失墜し、事故後11年が経過るべきものと考える。政府はこのほど運転期間延長に組織である原子力安全推進協会（JANSI）、電力中央

これまで、INSSは、社会システムと技術システムのしても、いまだに回復していない。

ついての検討を開始した。今後、長期運転に入る原子研究所原子力リスク研究センター（NRRC）、原子力両研究所の研究活動を通じて、その基本理念にう

1F事故後、様々な立場で事故調査報告書がまとめ

力発電所が増え、さらに運転期間が延長されることにエネルギー協議会（ATENA）との連携により、自主的たっている「原子力発電の安全性及び信頼性の一層られ、また、数々の報告会や講演会が開催され、多くのなれば、高経年化研究はますます重要になってこよ

安全性向上の取り組みに貢献できよう。そのためにの向上と、社会や環境とのより良い調和の実現」に向教訓が得られた。
そして、事故の反省を踏まえて、様々う。先手管理のためには、現場の状態を把握し、そのも、原子力情報研究により得られた知見を、INSSのけて活動を展開してきた。今後もこの基本理念のもな安全対策が施された。2012年に原子力規制委員会

変化を予測し、必要な手当てを施すことが大切であ

研究成果も含めて、原子力安全に関する知識基盤のと、精力的に活動を展開して成果を挙げていただくこが発足、2013年には新規制基準が施行され、これに基る。予測のためには、経年劣化事象の本質・メカニズ

整備を行うことが有益であると考える。

とを期待する。益々の発展を祈る。

づいて安全が確認された原子力発電所の再稼働がムを知る必要があり、現場の状態を把握するために

原子力安全に関しては、INSS着任当初、ほとんど

徐々にではあるが進んだ。
そして、現在、全国で10基、検査・評価技術がある。そのような研究を通じて、現のトラブルは技術の問題との認識で、それらは研究に若狭地域では、そのうちの半数の5基の原子力発電所

場に対して、先手管理に役立つノウハウや技術を提よって解決できると考えていた。
もちろん、1F事故でが、地元住民の理解と多くの関係者の尽力により再稼供する。また、これらの知見や技術は、例えば経年劣明らかになった技術上の問題は、次世代革新炉の設

働し、
美浜3号機では2021年6月に我が国で初めて40年化が問題となっている社会インフラの健全性評価に計等に反映されることになろう。
しかし、現場に近いを超える運転が認められ、再稼働を果たした。

も応用でき、その方面への展開も考えられる。

INSSでの経験を積んでいくうちに、多くの場合、人と最近では、地球温暖化に対応するグリーントランス

次に、安全・防災研究、
これは原子力発電所の深層組織の問題が絡んで、それが事故の伏線になっていフォーメーション、電力逼迫の問題、さらにはロシア

防護やレジリエンスの強化につながる。
レジリエンスると知った。
これは、簡単に解決できる問題ではない。

のウクライナ侵攻などの世界的な問題が及ぼす我がの観点からは、予測して事前に備えることが重要で、

さらに、1F事故以後の原子力を巡る状況を見て、原子国のエネルギー安定供給への影響が懸念されていそのためには、現象を理解し、正しくモデル化し、予測力の信頼回復や風評被害、そして使用済燃料など社る。
このような状況に対応するため、政府は原子力のする技術が必要である。PRAを含むリスク評価もこれ

会的な課題も、今後、原子力の活用を続けていく上で活用の方針を打ち出した。具体的には、原子力発電所に含まれる。
これには人間信頼性の影響もあるが、定重要と考えるようになった。原子力は科学技術のみでの再稼働の促進、運転期間延長の検討、次世代革新

量化の難しい問題である。緊急事態に備えるには日は解決できないトランスサイエンスの問題である。問炉の開発・建設の検討の方針である。
この政府の方針頃の訓練が重要であるが、まず、どのような現象に対

題解決のカギはコミュニケーションだと考える。原子に対する国民の反応は様々であるが、若年層の間で処しようとしているのかを理解し、訓練計画において力発電所は、社会の中で人が創り、人が運用する巨大は原子力の活用を肯定する意見が増加しているとい

訓練の実効性を上げる工夫が必要である。緊急時のシステムである。
したがって、プラントの安全のためにう。今後の成り行きが期待される。

対応でチームのパフォーマンスを上げるにはリー

日々努力している人々、事業者と産業界、そしてス

このような状況のなかで、今後の原子力安全システ

ダーシップが重要である。
これについてはINSSの両

テークホルダーとしての社会、それぞれの間の相互のム研究所（INSS）に思うことを述べてみたい。INSSの研究所の協力による研究の進展に期待する。
前述のよコミュニケーションが重要である。幸い、INSSは社会

名前にある「原子力安全システム」
を、私は、原子力シ

うに、政府は次世代革新炉の開発・建設について検討

システム研究所と技術システム研究所とで構成され、ステムを構成するハードとソフト、そしてそれらを運用を開始した。
これについても情報収集し、INSSの強み

技術の問題や人・組織の問題、そして社会との関係の28

関西電力の原子力発電所再稼動に向けた取組み

関西電力 原子力事業本部
関西電力原子力部門にとって、2011年に発生しに係る調査データの拡充、国内の地震観測記録の収等を想定し、緊急時対策所の立ち上げをはじめとす

一方、当社は、美浜発電所1、2号機および大飯発た未曾有の東日本大震災、それに伴う東京電力福島

集および行政機関の津波評価等の知見を踏まえた

る初動対応や、事故進展に対応するための総合的な電所1、2号機の廃止を決定し、廃止措置計画に基づ

第一原子力発電所事故の影響は計り知れないものがうえで、不確かさを考慮した基準地震動および基準

訓練を繰り返し実施している。

き設備の解体撤去あった。当社の保有する11基の原子力発電所は、事津波を策定し、耐震裕度向上対策や防潮堤の設置な

これら数多くの対策の検討、導入、審査は、
これま作業を実施してい故以降、順次定期検査により停止し、2012年2月にどの対策を講じた。また、空冷式非常用発電装置のでになく困難を極め、迅速かつ的確な対応を求めらる。廃 止 措 置 に係は、ついに全ての発電所が停止するという状況に陥っ設置などの電源の強化、可搬式の注水ポンプの配備れたが、原子力発電所の早期再稼動が当社の命運をる作業は今後約30た。
その後、緊急安全対策、
ストレステストの実施等にといった炉心・格納容器冷却機能の強化、使用済燃

左右するとの決意のもと、原子力部門のみならず、他

年に亘り実施してより、同年8月には大飯発電所3、4号機が運転再開を

料プール冷却機能の強化、原子炉格納容器水素爆部門、メーカ、協力会社がまさに一丸となり、総力を結いくが、安全を最優果たし、需給ひっ迫の緩和に貢献したものの、規制基

発防止、火災防護対策など、さまざまなハード対策

集して諸課題を克服し、当社が今後活用する7基のプ

先に着実に推進し準の強化により再び長期間停止することとなった。

を講じた。

ラント全てについて、審査に合格することができた。

ていく。

事故以降に新たに制定された新しい規制基準であわせて、万が一の事故に備え、事故対応に必要なは、地震や津波への対策が強化されたほか、火山や技術能力を有する要員を養成し、発電所常駐要員の竜巻などの自然災害、火災など幅広いリスクに備える

みで事故の初動対応を行うことができる体制とするため、設計基準が強化されるとともに、従来、電力会

とともに、社員に加え、プラントの詳細情報を持つメー社の自主保安として実施していたシビアアクシデント

カ技術者や、現場実務に精通している協力会社作業対策が新設され、炉心損傷や格納容器破損の防止、員を緊急時にすみやかに召集し、事故の収束に向けた

放射性物質の拡散抑制などを踏まえた対策が求めら支援を行う体制を構築した。
また、
そのような事態にれることとなった。

備えて、電源復旧や蒸気発生器への給水確保など作

地震や津波に関しては、
この新しい規制基準に適業手順の確認を含めた要素訓練、全交流電源および合するように、活断層の連動の考慮、発電所敷地地盤

蒸気発生器による原子炉の除熱機能が喪失する事故

主な安全対策地震への備え津波への備え火災への備え耐震サポート強化部分

18m

耐震サポートの追設

電源の強化

東京電力福島第一原子力発電所事故について

関西電力 原子力事業本部

防潮堤

水密扉

ハロン消火設備

防火帯

冷却機能の強化

水素爆発防止地震に伴い発生した津波により、非常用電源を失ったため、炉心冷却を維持できず事故に至りました。
津波来襲+15.5m
津波高さ

29

原子炉建屋

防波堤

地震発生当時、原子炉はすぐに自動停止しました。
しかし、その後発生した津波により各機器を冷やすために海水を送る
ポンプや非常用電源が壊れ 1 、原
子炉を冷やす機能を失いました 2 。
この結果、燃料が破損・溶け出す
炉心損傷が起こり 3 、水素が発生。
また、高温により原子炉格納容器が破損し 4 、水素が原子炉建屋に漏れ出しました 5 。原子炉建屋内に水素がたまったことで水素爆発が起こり 6 、放射性物質を閉じ込めることができなくなってしまい
ました。

沸騰水型炉
（BWR）

1

閉じ込める
6

可搬式代替低圧注水ポンプ
恒設代替低圧注水ポンプ

冷やす

原子炉
格納容器

浸水により故障
非常用電源

海水
ポンプ

空冷式非常用発電装置

水素爆発

電源車

大容量ポンプ静的触媒式水素再結合装置

熱交換器

放水口

初動対応、事故進展対応

電動ポンプ

冷やす

閉じ込める

2 冷却機能喪失

3 炉心損傷水素発生

4 格納容器破損
5 水素漏えい出典：原子力発電所に関する四大臣会合（第3回）
終了後枝野経済産業大臣記者会見配布資料（2012.4）などをもとに作成

緊急時対策所での訓練

原子炉に冷却水を注入する
ためのポンプの設置訓練

シミュレータ訓練

防護服やマスクを着用した悪条件下を想定した重大事故対応訓練

地元住民のご協力のもと
での訓練

30

関西電力の原子力発電所再稼動に向けた取組み

数々のハードルを乗り越え、高浜発電所3、4号機が東京電力福島第一原子力発電所事故での教訓を踏それぞれ2016年、2017年に、大飯発電所3、4号機がまえ、
美浜発電所3号機事故を原点とした安全最優先の2018年に本格運転を再開した。なお、再稼動禁止を取組みを深化させ、規制の枠組みにとらわれることのな

求める仮処分命令により、高浜発電所３号機は約1年

い安全性向上の取組みを進めている。
2014年に「原子

間停止を余儀なくされたが、その後の高等裁判所の決力発電の安全性向上に向けた自主的かつ継続的な取組

定により運転が可能となった。

みのさらなる充実」（ロードマップ）
を策定し、
以降ローリ

また、運転開始後40年を超える美浜発電所3号機、ングしながらこれに沿った取組みを行い、社外にも公表高浜発電所1、2号機については、
前述の対策や審査に

してきた。
また、
世界原子力発電事業者協会（WANO）

加え、
特別点検や運転期間延長認可審査対応を行い、や一般社団法人 原子力安全推進協会（JANSI）、
原子力

美浜発電所3号機は2021年に、新規制基準施行以エネルギー協議会（ATENA）などとの連携を深め、安降、40年を超えるプラントとして全国で初めて本格運

全性のたゆまぬ向上に努めている。

転を再開するに至った。高浜発電所1、2号機について「2050年カーボンニュートラル」の目標達成に向も、必要な安全対策工事を完了させ、2023年度の再け、原子力発電はその実現に不可欠な確立されたゼ稼動を目指している。

ロカーボン技術として、社会の期待も高まってきてい

INSS 30年の足跡
資料編［ 2012 - 2022 ］

る。
当社においても、「ゼロカーボンビジョン2050」に
世界の原子力発電所の運転状況について
世界で稼動中の原子力発電所431基のうち、40年※1を超えて運転しているプラントは109基である。
40年を超えて運転する109基の内訳は、米国の49基が最も多く、続いてフランスが17基となっ※1ている。

て、安全最優先を前提に、最大限活用する方針を打ち出している。
引き続き、再稼動したプラントの安全・安定運転の継続に加え、特定重大事故等対処施設などの工事を確実に実施し7基体制を確立するとともに、原子燃料サイクルの着実な推進やリプレースを見据えた次世代後継機などの技術検討を行っていく。

INSS（沿革）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 33
高浜発電所

米国では、
40年間の運転期間が原子力法によって定められており、運転認可の更新により、20年
間の運転期間の延長が可能であり、さらに、運転認可の更新回数に制限は設けられていない。

※1 一般社団法人 日本原子力産業協会「40年以上稼働する原子力プラント」(2023年1月25日)※2 U.S.NRC(米国原子力規制委員会)ホームページ「Status of Subsequent License Renewal
Applications」（2022年12月時点）

31

主な成果（刊行物・書籍）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 39
組織体制・研究実績 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 41
研究業績 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 45■研究論文、技術報告
学会誌・学術誌／一般誌／単行本／INSS JOURNAL■口頭発表等
査読付国際会議論文／学会・学術会合等発表論文集／
各団体等講演会での発表・その他

米国では、運転中のプラント92基のうち、9割以上のプラント（84基）
が運転認可期間を60年に
更新済。
さらに、
そのうち6基のプラントが運転※2
認可期間を80年に更新済。
2021年1月、米国原子力規制委員会（NRC)は100年までの延長に向け、技術課題を議論する
会合を開催。

CONT E NT S

特許出願実績 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 117
著作権登録・商標登録 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 119
シンポジウム関係 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 120

美浜発電所

表彰実績 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 121
大飯発電所

定例講演会 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 127

32

INSS 沿革
社会一般のできごと

1991

2月 9日 関西電力美浜発電所2号機にて蒸気発生器細管破断事故発生

1月17日 湾岸戦争勃発

6月27日 関西電力原子力企画部内に研究所設立準備のためのプロジェクト

12月26日 ソビエト連邦消滅

社会一般のできごと

1996

チーム発足

1992

9月17日 新研究所着工（於：ベルリン）［〜30日］
11月28日 第2回ICNPO開催

7月19日 アトランタオリンピック
開催［〜8月4日］
12月17日 ペルー日本大使公邸をゲリラが占拠開所式（野村不動産ビル）
3月25日 原子力安全システム研究所設立、3月14日 新幹線「のぞみ」登場（毎月開催）
4月16日 所内合同幹部会議設置

6月 3日 地球サミット リオ宣言

（毎年2回開催）
5月20日 第１回最高顧問会議開催（毎年2回程度開催）
8月11日 社会システム研究所研究推進会議設置
9月17日 定例講演会発足

採択
7月25日 バルセロナオリンピック
開催［〜8月9日］

1997
1993

7月15日 新研究所建設・移転に関する基本計画策定（けいはんなプラザ）
で本格的活動を開始
4月18日 関西文化学術研究都市
5月 6日 大阪センター開設
5月20日 研究所移転披露および記念講演会開催
8月25日 国際シンポジウム“人間・社会と科学技術 21世紀における日本の4月 1日 海外技術顧問委嘱

4月 1日 消費税率5%に引き上げ

日本学士院賞受賞
7月 7日 熊谷社長、

12月 1日 地球温暖化防止京都会（研究講座）
締結
8月22日 英国王立工学院とパーソナル・リサーチ・チェア

議（COP3）にて京都議

美浜町へ移転11月 1日 新研究所竣工、定書を採択［〜10日］

勲二等旭日重光章受章
11月 3日 西原技術システム研究所長、「Jリー
5月15日 日本プロサッカーグ」
開幕
6月 9日 皇太子殿下、雅子様「結
婚の儀」

選択”開催
（於：奈良）

1998
1994

出版
3月25日 『21世紀 日本の選択』

9月 4日 関西国際空港開港（毎年２回開催）
4月18日 技術システム研究所研究企画会議設置

10月13日 大江健三郎氏 ノーベル創刊
（毎年１回発行）
5月20日 『INSS JOURNAL』

開幕［〜22日］
4月 5日 明石海峡大橋開通（年1回交互に情報交換会議開催）

文学賞受賞

8月27日 日経ニューオフィス賞受賞
9月 1日 英国王立工学院とパーソナル・リサーチ・チェア開始（国際自動制御学会マンマシンシステム部会）
9月21日 IFAC-MMS'98

10月31日 第1回“原子力発電の運転におけるヒューマンファクター研究に

ポストカンファレンス開催（於：美浜）［〜22日］

関する国際会議（ICNPO）”開催（於：ベルリン）［〜11月2日］（旧モノグラフシリーズ）』
創刊
2月17日 『INSS講演録集

1月17日 阪神・淡路大震災

2月28日 福井県美浜町への全面移転方針決定

3月20日 地下鉄サリン事件

1999

木村所長就任4月 1日 技術システム研究所 西原所長退任、8月25日 INSSホームページ開設

勲二等旭日重光章受章
4月29日 三隅社会システム研究所長、（於：美浜）［〜10日］
9月 8日 第3回ICNPO開催

8月 1日 研究指導顧問制度導入

文化功労者顕彰11月 3日 熊谷社長、

プロジェクト制導入
12月 1日 社会システム研究所、

2月 7日 長野冬季オリンピック（英国）との情報交換協定締結
4月28日 AEAテクノロジー社

クルト・レヴィン記念賞受賞
8月13日 三隅社会システム研究所長、（毎年開催）
4月18日 第1回研究成果報告会開催（事前評価の開始）
4月14日 INSS研究評価システム導入
4月28日 安全トランスサイエンス研究会発足

第1回国際応用心理学会賞受賞
7月17日 三隅社会システム研究所長、1995

糸魚川所長就任
4月 1日 社会システム研究所 三隅所長退任、1月 1日 欧州単一通貨ユーロが11ヶ国で導入
9月30日 JCOウラン転換施設で臨界事故発生
10月14日 さくら銀行、住友銀行合
併合意

33

34

INSS 沿革
社会一般のできごと

2000

2月14日 INSS研究報奨制度創設（毎年開催）
4月 3日 INSS優秀研究賞授与式開催「資源・エネルギー・環境」
学習の基礎・基本』
出版
7月25日 『を北海道電力より受9月25日 「原子力プラントの重要事象調査分析業務」
託（初の外販）

1月 1日 コンピュータ2000年問題
9月15日 シドニーオリンピック開社会一般のできごと

2005（共催/於：福井）
5月15日 “高経年化研究に関するシンポジウム”開催

2月16日 京都議定書発効「高経年化研究センター」
設置
7月 1日 技術システム研究所に

3月25日 愛知県で愛・地球博が開
幕［〜9月25日］

催［〜10月1日］
10月11日 白川英 樹 氏 、ノーベル

4月25日 JR福知山線脱線事故発生

化学賞受賞

10月16日 第6回研究成果報告会からポスターセッションによる発表方式
を導入

2006
2001

技術賞、
奨励賞を受賞
3月24日 所員が日本原子力学会 論文賞・特賞、

7月 5日 北朝鮮が、テポドン2号

直井所長就任4月 1日 社会システム研究所 糸魚川所長退任、など日本海に7発のミサ

藤社長就任
6月30日 北田社長退任、イルを発射（毎年１回開催）
12月 9日 社会システム研究所研究企画会議設置（安全の人間科学―21世紀の課題）』出版
3月27日 『安心の探究
4月 1日 主席研究員の職位見直しおよび新職位（エグゼクティブ・リサー
チャー）
設置
出版
4月20日 『リーダーシップと安全の科学』

9月11日 米国同時多発テロ事件
発生
ノーベル化
10月10日 野依良治氏、学賞受賞

7月 1日 社会システム研究所に「ヒューマンファクター研究センター」
設置
2007 10月22日
創立15周年記念“国際シンポジウムに県民の意識
7月24日 福井県「エネルギー学習環境づくり検討調査事業」
調査等で協力7月16日 新潟県中越沖地震が発生
7月29日 第21回参議院選挙で自「軽水型原子力発電所 高経年化対策研究と今後の方向」”開催

民党が民主党に歴史的（於：福井）［〜23日］

大敗

11月22日 創立15周年記念“ヒューマンファクターに関する国際シンポジウ

10月 4日 敦賀短期大学へ非常勤講師派遣開始

ム”開催（於：美浜）［〜23日］

創刊
11月30日 『INSS MONOGRAPHS』（人・社会と巨大技術が構成するシステムの安全学と12月21日 『安全の探究
その実践）
』
出版

2002

「より一層の安全と信頼を求めて」
制作
1月30日 INSS紹介ビデオ（トークショー、
ミニコンサート）
開催
3月25日 創立10周年記念感謝イベント
3月26日 INSS所内レポーティングシステム導入
3月30日 福井県原子力防災訓練に事象進展予測等で協力
5月27日 “軽水炉材料の劣化メカニズムと非破壊的診断技術国際シンポジウム”開催（於：大阪）［〜29日］
6月 3日 INSSホームページのリニューアル実施

4月 1日 完全学校週5日制のゆとり教育がスタート
5月31日 FIFA日韓ワールドカッ
プ開催［〜6月30日］
10月15日 日本人拉致被害者5人

2008

4月 1日 最高顧問会議議長に西島最高顧問、副議長に熊谷最高顧問就任

8月 8日 北京オリンピック開催［〜24日］

が北朝鮮から24年ぶり

9月15日 アメリカの大手証券会に帰国

社リーマン・ブラザーズ（於：大阪）
7月22日 設立10周年記念式開催

が経営破綻

2009

4月 1日 技術システム研究所 木村所長退任、三島所長就任1月20日 バラク・オバマが、第445月20日 新実験棟着工

代アメリカ合衆国大統

8月 6日 所員が日本行動計量学会 林知己夫賞
（優秀賞）
を受賞

領に就任

8月 7日 所員が日本混相流学会賞 論文賞を受賞
10月 2日 “軽水炉の熱流動解析に関する国際シンポジウム”開催（於：敦賀）

2003（個人・組織・社会の安全を確かにするために）』出版
3月31日 『安全風土の探究（モラルに対する感性を磨くために）』出版
4月 1日 『技術者のモラル
北田社長就任6月30日 熊谷社長退任、

2004

連携講座
4月 1日 福井大学大学院 原子力・エネルギー安全工学専攻設置、として協力（10年にわたる継続調査）』
出版
4月21日 『データが語る原子力の世論（原因究
8月 9日 関西電力美浜発電所3号機にて2次系配管破損事故発生

2月 1日 コロンビア号空中分解事故発生、乗組員7人が死亡
8月13日 アテネオリンピック開催［〜29日］
12月26日 インドネシアのスマトラ島沖でM9.0の地震が発生

明等に協力）（毎年開催）
8月17日 第1回研究所1日開放デー開催

35

36

INSS 沿革
社会一般のできごと

2010

2月 5日 熱流動実験棟竣工
5月21日 熱流動実験棟供用開始（於：美浜）
9月10日 “気液二相流ダイナミックスに関するシンポジウム”開催
副議長に茅最高顧問就任
10月19日 最高顧問会議議長に熊谷最高顧問、6月13日 小惑星探査機はやぶさ、
地球に帰還

社会一般のできごと

2016

12月 1日 “軽水炉の熱流動と安全に関する日韓シンポジウム”開催（於：美浜）

ピック開催［〜21日］

9月 7日 尖閣諸島中国漁船衝突事件発生

8月 8日 天皇陛下、退位の意向
示唆（皆で考える現場の安全）』
出版
10月28日 『実践 ヒューマンエラー対策

11月 4日 パリ協定発効

2017
2011

9月30日 社会システム研究所 直井所長退任
12月 1日 社会システム研究所 小泉特別顧問就任

8月 5日 リオデジャネイロオリン

世界第2位
3月11日 東北地方太平洋沖地震、長期運転に向けた活動」”開催

7月 7日 国連、核兵器禁止条約
採択

6月30日 森本社長が退任、橋本社長が就任

1月20日 中国の2010年国内総生産（GDP）が日本を抜き、4月23日 創立25周年記念“特別講演会「米国の原子力発電所の運転実績と2018

4月 1日 最高顧問会議議長に茅最高顧問就任

20193月16日 『安全文化をつくる 新たな行動の実践』
出版

6月12日 米朝が史上初の首脳会談を開催

福島第一原子力発電所
事故発生
3月12日 九州新幹線鹿児島ルート（博多駅〜鹿児島中央駅）
全線開業

9月10日 タイ科学技術原子力庁 原子力工学研究者を受入

9月20日 ラグビーＷ杯日本大会

プ初優勝

開幕
［〜11月2日］

12月17日 朝鮮民主主義人民共和国

10月 1日 消費税率10％に引き上げの最高指導者金正日総10月 9日 吉野彰氏、ノーベル化学

書記が死去
6月13日 創 立 2 0周年 記 念 “ 二 相 流のシ

5月22日 東京スカイツリー開業

ミュレーションと検証に関する国

6月15日 オウム真理教事件の最後

際シンポジウム”開催（於：敦賀）の逃走犯であった高橋克

10月26日 創立20周年記念“第18回研究成果報告会・記念講演”開催

賞受賞

2020

7月 2日 新型コロナウィルス感染防止のため「研究所1日開放デー」
および「星空観察会」
中止のお知らせ2013

6月28日 小林会長が退任、藤会長が就任7月27日 ロンドンオリンピック開ス感染症、パンデミック宣言「富6月22日 スパコン計算速度で6月14日 日本再興戦略の閣議決

岳」
が世界一

定でアベノミクス始動

10月26日 菅義偉内閣総理大臣が2050年カーボンニュー
トラルを宣言9月 1日 福井県国際原子力人材育成センターからの海外研究者・研究
生受入
9月 1日 ベトナム原子力研究所 VINATOM からの研修生受入

2015

省が全国小中高の休校
3月11日 WHO 新型コロナウイル

6月28日 藤社長が退任、岸田社長が就任

20142月27日 新型コロナで文部科学
要請

也容疑者を逮捕
催［〜8月12日］

4月 1日 社会システム研究所 小泉所長就任

第126代天皇に即位。
「令和」
に改元

7月17日 FIFA女子ワールドカッ

2012

5月 1日 皇太子徳仁親王殿下が4月 1日 消費税率8%に引き上げ
4月16日 韓 国 旅 客 船「セウォル
号」
沈没

2021

片岡所長就任4月 1日 技術システム研究所 三島所長退任、
川 社長が就任
6月28日 橋本社長が退任、2月17日 新型コロナワクチン接種開始

10月 7日 赤崎勇氏、天野浩氏、中

7月23日 東京オリンピック・パラリ

村修二氏、
ノーベル物理ンピック開催［〜8月8日学賞受賞／8月24日〜9月5日］
11月30日 新型コロナオミクロン株

5月22日 “数値流体力学の原子炉熱流動への応用に関する国際シンポジウム”開催（於：美浜）
6月26日 岸田社長が退任、森本社長が就任

川内原子力発8月11日 九州電力、

日本初確認

電所1号機再稼動
ノーベル生理10月 5日 大村智氏、学・医学賞受賞
ノーベル物
10月 6日 梶田隆章氏、
理学賞受賞

37

38

主な成果（刊行物・書籍）

安全文化をつくる−新たな行動の実践−

実践 ヒューマンエラー対策−皆で考える現場の安全−［監修］飯田裕康（大原記念労働科学研究所）［編著］原子力安全システム研究所
社会システム研究所［発行日］2019/3/16［発行所］
日本電気協会新聞部［監修］小松原明哲（早稲田大学 理工学術院教授）［編者］原子力安全システム研究所
社会システム研究所［発行日］2010/10/28［発行所］
日本電気協会新聞部
ISBN978-4-902553-93-2 C2036

技術者のモラル−モラルに対する
感性を磨くために−データが語る原子力の世論−10年にわたる継続調査−［編者］原子力安全システム研究所
社会システム研究所［発行日］2003/4/1［発行所］丸善プラネット
ISBN4-901689-12-6 C2012［著者］原子力安全システム研究所
社会システム研究所［発行日］2004/4/21［発行所］
プレジデント社
ISBN4-8334-9098-6 C0036［執筆者］北田幹夫、糸魚川直祐、北田淳子、
阿登一憲

原子力発電所夜間保修作業
ガイドブック(電力会社編)

原子力発電所夜間保修作業
ガイドブック(協力会社編)［編者］原子力安全システム研究所
社会システム研究所［発行日］2000/12［発行所］原子力安全システム研究所［編者］原子力安全システム研究所
社会システム研究所［発行日］2000/12［発行所］原子力安全システム研究所

安心の探究−安全の人間科学・21世紀の課題−

リーダーシップと安全の科学［著者］原子力安全システム研究所
社会システム研究所［発行日］2001/3/27［発行所］
プレジデント社
ISBN4-8334-9067-6 C0036［執筆者］熊谷信昭､糸魚川直祐､小坂隆､
竹下隆､西野俊一､北田淳子､西岡弘雅､Med HAFSI､角田勝也､多田恭之､小谷文夫、
守川伸一､永井廉子､松田年弘､篠原弘章､
林知己夫､大橋智樹､福井宏和､塚田哲也､
平本充

39［監修］三隅二不二［編者］原子力安全システム研究所
社会システム研究所［発行日］2001/4/20［発行所］
ナカニシヤ出版
ISBN4-88848-645-X C3011［執筆者］小谷文夫、福井宏和、吉田道雄1）、
三角恵美子1）、吉山尚裕1）、
山浦一保1）、
1）
集団力学研究所

安全の探究−人・社会と巨大技術が構成するシステムの安全学とその実践−［監修］北村正晴、木村逸郎［編者］原子力安全システム研究所
技術システム研究所［発行日］2001/12/21［発行所］ERC出版
ISBN4-900622-27-3 C0040［執筆者］近藤次郎1）、北村正晴2）、Erik Hollnagel3）、
稲垣敏之4）、椹木哲夫5）、吉川榮和5）、丹羽雄二、
鷲尾隆6）、高橋信2）、古田一雄7）、花房英光、福井宏和、
木村逸郎、1）国際科学技術財団理事長、2）東北大学、
3）
スウェーデンLinköping大学、4）筑波大学、
5）
京都大学、6）大阪大学、7）東京大学

INSS JOURNAL［編集］原子力安全システム研究所
INSS JOURNAL編集委員会［発行日］1994/5/20（毎年１回発行）［発行所］原子力安全システム研究所
ISSN 1340-4482

INSSモノグラフNo.3

PWR1次系環境下における600合金の応力腐食割れの発生と予測［編集］原子力安全システム研究所編集委員会［発行日］2008/3［発行所］原子力安全システム研究所
ISBN978-4-902071-03-0 C3053［執筆者］戸塚信夫、釜谷昌幸、藤井克彦、
寺地巧

INSS創立15周年記念「軽水炉の高経年化管理とその将来」
国際シンポジウム英文論文集［監修］Brian L.Eyre、木村逸郎［発行日］2008［発行所］原子力安全システム研究所
ISBN978-4-902071-02-3 C3053

安全風土の探究−個人・組織・社会の安全を確かにするために−［著者］原子力安全システム研究所
社会システム研究所［発行日］2003/3/31［発行所］
プレジデント社
ISBN4-8334-9093-5 C0036［執筆者］熊谷信昭、
糸魚川直祐、作田博、
福井宏和、阿登一憲、橋場隆、竹下隆、
木船久雄

INSSモノグラフNo.1

原子炉容器鋼の照射組織変化［編集］
原子力安全システム研究所編集委員会［発行日］
2001/11/30［発行所］
原子力安全システム研究所
ISSN 1346-2830
［執筆者］
福谷耕司、
大野勝巳、
中田早人

INSSモノグラフNo.4

ステンレス鋼の軽水炉照射挙動［編集］原子力安全システム研究所編集委員会［発行日］2009/2［発行所］原子力安全システム研究所
ISBN978-4-902071-04-7 C3053［執筆者］福谷耕司、西岡弘雅、藤井克彦

INSSモノグラフNo.5

PWR1次系環境でのステンレス鋼のSCC挙動［編集］原子力安全システム研究所編集委員会［発行日］2012/2［発行所］原子力安全システム研究所
ISBN978-4-902071-05-4 C3053［執筆者］有岡孝司、
山田卓陽 、寺地巧、
福村卓也

40

組織体制・研究実績
社会システム研究所［ 組織体制 ］
2012

2013

2014

2015

2016

2017

2018

2019

2020

2021

2022

ヒューマンファクター研究センター 組織文化グループ
研究件名／研究年度

所長

副所長

応用行動研究グループ

人間行動グループ

安全風土調査グループ

組織文化グループ

人的要因分析グループ
社会意識研究プロジェクト
エネルギー問題研究プロジェクト

12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22

安全文化指標に関する調査・検討

ヒューマンファクター研究センター

日本の安全文化研究の特徴と課題に関する研究
原子力発電所の職場における繁忙感に関する調査
原子力職場のコンプライアンス向上に関する調査
原子力関連組織の安全風土に関する調査研究
原子力以外の組織の安全風土に関する調査研究

社会意識・エネルギー問題研究プロジェクト

原子力発電所の安全風土に関する調査研究
安全風土調査の高度化に関する研究
ワークモチベーションに関する分析手法の研究
職場風土改善のための方策に関する研究
テレワークの定着が職場風土に及ぼす影響に関する研究
技術系女性職員インタビュー調査［ 研究実績 ］
ヒューマンファクター研究センター 人間行動グループ
研究件名／研究年度
繁忙感と精神的作業負担との関係に関する研究
時間の豊かさ感に関する研究
緊急時を含めた組織に関わる研究（旧：高信頼性組織に関する研究）
緊急時を想定したリスクマネジメント研究
人的要因に着目した情報漏洩防止に関する研究
職場におけるポジティブ感情経験に関する研究
職場におけるポジティブ感情経験の効果に関する研究
ヒューマンファクター知見に関する情報収集・活用に関する調査
ITを活用した安全教育の効果向上に関する研究
緊急時における現場幹部のノンテクニカルスキルに関する調査研究
緊急時対応のリーダーシップに関する研修カリキュラム検討
想定外の事態への対応に関する人間特性の解明
たいかん訓練の運営に関する調査
保守作業における作業手順書および技量に関する調査
車両運転データ分析による安全運転意識向上手法に関する研究
ヒューマンエラー防止に係る支援
根本原因分析手法の充実に関する調査検討 対策誘導リストによる対策立案支援策の検討ｰ
根本原因分析手法の充実に関する調査検討ｰ要因構造図を基にした対策立案支援策の検討ｰ
根本原因分析手法の充実に関する調査研究ｰ分析視点の具体化による対策立案支援策の検討ｰ
組織特性に関する調査
組織要因を考慮した安全文化醸成活動に関する検討
原子力発電の安全性向上の基盤となる安全文化醸成活動の検討
現場における安全文化醸成活動の事例研究
工事会社における安全文化醸成活動に係る現状調査
安全文化醸成および評価指標の具体化検討
安全文化醸成活動に関する国内外情報収集および支援に関する調査検討
安全文化の浸透・定着方策に関する調査検討

12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22

社会意識・エネルギー問題研究プロジェクト
研究件名／研究年度

12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22

原子力発電所の運転の合意形成に向けた調査
原子力発電所の緊急時における発信情報の受け取られ方等に関する調査
正しく受け入れられる原子力用語の使い方に関する調査
原子力に関する情報の様々な人々の受け止め方に関する調査
福島第一原子力発電所事故に関する世論調査（〜2017）、原子力に関する世論動向の継続調査（2018〜）
原子力発電・放射線に係る情報提供のあり方に関する研究
原子力発電の現在と将来に関する意識調査
原子力発電・放射線に係る情報提供のあり方に関する調査
原子力発電の安全性等に係る情報提供のあり方に関する調査
アンケート調査に関する業務委託（分析）
中間層における態度変容の傾向に関する調査
原子力発電をめぐるイメージ形成の研究
若年層の原子力発電利用態度についての研究
学習用教材の普及と評価並びに電子黒板で有効に活用できるコンテンツ化の検討
幼児用教材の開発に関する研究
大学におけるエネルギー環境問題教育に関する調査
理科好きを育てる学習のあり方に関する研究V
エネルギー環境教育の実践に関する研究Ⅲ（関西WS）
放射線教育に関する実態調査
学校で原子力発電を学ぶための学習用教材の開発に関する調査
立地地域における学習のあり方に関する研究
エネルギー環境教育の実践に関する研究Ⅳ（関西WS）
放射線に関する意識動向の調査
立地地域における学習のあり方に関する調査
エネルギー環境教育の実践に関する調査
大学生に対するエネルギー環境教育の効果に関する研究

巡視業務におけるベテラン社員の技術継承に関する調査研究
HTOを考慮した取り組みの有り方に関する調査
安全に係る基本的な知識の教育に関する調査検討
安全行動を促す方策に関する研究41

42

組織体制・研究実績
技術システム研究所［ 組織体制 ］
2012

2013

2014

2015

2016

2017

2018

2019

2020

2021

2022

研究件名／研究年度

高経年化研究センター
計画グループ
熱流動・構造グループ
所長

副所長

材料グループ
検査技術グループ

材料グループ

原子力情報研究プロジェクト
技術支援研究プロジェクト

安全・防災研究プロジェクト［ 研究実績 ］
技術システム研究所
研究件名／研究年度

12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22

原子力／火力発電所の排熱回収および発電効率向上等の技術に関する調査・研究
シビアアクシデント解析研究
原子力発電に関する知識基盤の整備に係る研究

研究件名／研究年度
12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22

維持規格の実機適用に関する研究
運転事象に基づく容器、配管の構造評価手法に関する研究
原子力機器に対する耐震性評価の高度化に関する研究
振動解析・振動測定の実機適用に関する研究
新たな疲労評価法の構築に関する研究
熱疲労評価手法の高度化のためのデータ解析評価
配管サポートの耐震性評価に関する研究
配管内流れのシミュレーションによる劣化評価に関する研究
疲労寿命評価法の高度化に関する研究
流体の局所的な温度変化により配管に発生する応力の詳細評価に関する研究
流体温度ゆらぎの解析に関する研究
応力拡大係数評価の高度化に関する研究
確率論的評価に基づく保全活動の高度化に関する研究

800合金のPWR1次系環境でのSCC進展挙動に関する研究
IASCC機構に関する研究
IM法によるケーブル劣化診断ラウンドロビン試験
PWSCCへの水素の役割に関する研究
SCCメカニズムに関する研究ｰPWR蒸気発生器管台セーフエンド部オーステナイト系ステンレス鋼の粒界割れに関するメカニズム研究ｰ
SCC機構に関する研究
ステライト合金の応力腐食割れ評価
ステンレス鋼のPWSCCに関する研究ｰPWSCCき裂発生・進展メカニズムに関する研究ｰ
ステンレス鋳鋼の大型振動子による測定試験等
ニッケル基合金のPWSCCに関する研究ｰ600および690合金の感受性評価等ｰ
フェーズドアレイ等超音波探傷法による欠陥定量評価精度に関する研究
軽水炉プラント使用材の経年劣化調査研究
軽水炉構成材料の照射データ調査・整理
軽水炉構造材料の劣化評価のための超微小試験法の開発に関する研究
原子力の安全性向上を担う人材の育成
原子炉圧力容器用低合金鋼の材料特性に及ぼす中性子照射影響に関する技術調査
高強度ステンレス鋼の長時間時効に関する研究
照射誘起応力腐食割れに関する研究43

12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22

海外原子力プラント情報の重要度評価に関する研究
海外原子力プラント情報の重要度評価に関する研究（トラブル分析）
海外原子力プラントの動向調査
原子力プラントにおける重要事象に関する調査分析
原子力発電所の海外トラブル情報に関する傾向分析の高度化
運用管理に関わる不具合要因の調査
海外主要運転経験事象分析業務
米国の保守規則の運用状況に関する調査
米国発電所の経年劣化対策の実態調査
米国原子力発電所のLERの傾向分析
海外における安全文化醸成手法の調査
米国のリスク情報活用に関する最新の状況調査
非常用ディーゼル発電機のコンピュータシミュレーションによる過渡性能評価
電気系統のコンピュータシミュレーションによる過渡性能評価

安全・防災研究プロジェクト
研究件名／研究年度

高経年化研究センター 材料グループ
研究件名／研究年度

12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22

炭素鋼の脆化因子に関する研究
中性子照射ステンレス鋼の材料物性に関する傾向式の検討
超微小試験による低放射化フェライト鋼の延性劣化評価
長期運転使用中のTT690および炭素鋼のき裂発生・進展に関する研究
低合金鋼の照射脆化機構に関する研究
被ばく低減と材料劣化抑制を目的とした水化学条件の調査・研究
非線形超音波探傷法の実機適用研究
非線形超音波探傷法の実現性に関する研究
非破壊材料評価・検査に関する研究
鋳造ステンレス鋼の超音波探傷技術の開発研究
熱起電力法による熱時効評価技術の開発研究
原子力発電所作業ロボットの調査
国際プロジェクトPIONICへの参加
格納容器内伝送器の長期健全性評価研究
機械学習を活用した検査の高度化に関する研究
欠陥の発生と健全性評価に関する研究

原子力情報研究プロジェクト

高経年化研究センター 熱流動・構造グループ
研究件名／研究年度

高経年化研究センター 材料グループ

12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22

12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22

AMガイドライン改正用知識データベース解析
災害事象の予測技術の高度化に関する研究
機械学習を活用した事故事象判断に関する研究
シビアアクシデント評価に関する研究
シビアアクシデント解析技術の高度化に関する研究
災害対応の被ばく線量面からの評価に関する研究
運用管理面での裕度評価に関する研究
最適熱水力解析コードに用いる炉心健全性評価手法に関する研究
確率論的リスク評価に関する研究
気液二相流評価技術の高度化に関する研究

社会システム研究所／技術システム研究所
社会・技術システム研究所連携
研究件名／研究年度

12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22

中間貯蔵施設の受け止めにかかる調査

44

研究業績
研究論文、技術報告［ 学会誌・学術誌 ］
社会システム研究所

技術システム研究所「集団力学」
2012 原子力発電所の安全風土に関する質問紙調査 社会システム研究所 リーダー 福井宏和 ジャーナル

2012 Counter-Current Flow Limitation at the Junction between the Surge Line and the Pressurizer of a PWR
神戸大学 土井大我 二木高志 林公祐 細川茂雄 冨山明男 技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄
Science and Technology of Nuclear Installation2013 ISM法によるトラブル要因の構造化の実践的検討 社会システム研究所 研究員 高城美穂 リーダー 前田典幸
千歳科学技術大学 小林大二 ヒューマンファクターズ
Critical review on what factors affected the evolution of the Fukushima accident シンビオ社会研究会 大須賀安彦
吉田民也 社会システム研究所 センター長 作田博 Nuclear Safety and Simulation
Prerequisites of ideal safety-critical organizations 社会システム研究所 （元）INSS 竹内みちる 副主任研究員 彦野賢
副主任研究員 松井裕子 副主任研究員 後藤学 センター長 作田博 Nuclear Safety and Simulation
Safety-critical human factors issues derived from analysis of the TEPCO Fukushima Daiichi accident investigation reports
社会システム研究所 センター長 作田博 （元）INSS 竹内みちる Nuclear Safety and Simulation
組織要因抽出法の実用化研究 慶應義塾大学 行待武生 社会システム研究所 リーダー 前田典幸 研究員 高城美穂
ヒューマンファクターズ
継続調査でみる原子力発電に対する世論−過去30年と福島第一原子力発電所事故後の変化−
社会システム研究所 主任研究員 北田淳子 日本原子力学会和文論文誌
新しい放射線学習のための授業計画と教材開発 永平寺町立吉野小学校 小鍛治優 福井大学 葛生伸 藤井豊
社会システム研究所 主席研究員 橋場隆 応用物理教育
The effects of "finger pointing and calling" on cognitive control processes in the task-switching paradigm
大阪大学 篠原一光 内藤宏 社会システム研究所 副主任研究員 松井裕子 副主任研究員 彦野賢International Journal of Industrial Ergonomics
2014 根本原因分析へのISM法導入に関する研究 千歳科学技術大学 小林大二 社会システム研究所 研究員 高城美穂
リーダー 前田典幸 ヒューマンファクターズ
プラント職員の繁忙感調査の展望 社会システム研究所 副主任研究員 彦野賢 ヒューマンファクターズ
ヒューマンエラーの組織要因に対する処方研究−Multi-Facet 対策支援法− 慶應義塾大学 行待武生
社会システム研究所 リーダー 前田典幸 研究員 高城美穂 ヒューマンファクターズ
産業組織における繁忙感規定要因に関する研究−忙しさの認知構造モデルの構築に向けて− 労働科学研究所 余村朋樹
関東学院大学 施桂栄 社会システム研究所 センター長 作田博 副主任研究員 彦野賢 労働科学
わが国のエネルギーのあり方を考える教材の開発−ドイツ・フランスのエネルギー政策を比較した社会科授業−
加古川市教育委員会 山本照久 近畿大学 渥美寿雄 社会システム研究所 主席研究員 橋場隆 リーダー 村井健志
エネルギー環境教育研究

SCC Growth Behaviors of Austenitic Stainless Steels in Simulated PWR Primary Water
技術システム研究所 研究員 寺地巧 副主任研究員 山田卓陽 客員研究員 宮本友樹 主席研究員 有岡孝司
Journal of Nuclear Materials
Numerical Simulation of Size Effects on Countercurrent Flow Limitation in PWR Hot Leg Models
技術システム研究所 研究員 木下郁男 主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 冨山明男
Science and Technology of Nuclear Installation
Experimental Characterisation of the Interfacial Structure During Counter-current Flow Limitation in a Model of the Hot Leg of a PWR
ドレスデン・ロッセンドルフ研究所 Christophe Vallée Dirk Lucas 神戸大学 成相俊文 二木高志 冨山明男
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 Science and Technology of Nuclear Installation
Influence of local flow field on flow accelerated corrosion downstream from an orifice
技術システム研究所 研究員 歌野原陽一 研究員 長屋行則 リーダー 中村晶 主席研究員 村瀬道雄
Journal of Power and Energy Systems
発電用原子力設備規格 維持規格ニッケル合金機器の欠陥評価手法の整備 三菱重工業 北条公伸
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本機械学会論文集A編
Evaluation of Heat Loss and Water Temperature in a Spent Fuel Pit 技術システム研究所 主任研究員 柳千裕
主席研究員 村瀬道雄 リーダー 吉田至孝 関西電力 岩城隆則 長江尚史 Journal of Power and Energy System
Investigation of Wall Temperature Fluctuations by Visualization Tests for Steam-Water Two-Phase Flow in thePressurizer Spray Piping 技術システム研究所 研究員 三好弘二 リーダー 中村晶 神戸大学 竹中信幸
関西電力 大厩徹 Journal of Environment and Engineering (ICONE19特集号)
Detection of Cavitation States with Microphone Placed Outside Pipe Components
技術システム研究所 研究員 長屋行則 主席研究員 村瀬道雄 Journal of Environment and Engineering
粗粒SUS304鋼箔の鋭敏化感受性と粒界性格との相関性 関西大学 春名匠 清水貴之
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本金属学会誌

トラブル事例分析に基づく原子力発電所における保全管理に係る課題の抽出 社会システム研究所 センター長 作田博
ヒューマンファクターズ

Numerical simulations for steam-water CCFL tests using the 1/3 scale rectangular channel simulating a PWR hot leg
技術システム研究所 研究員 歌野原陽一 研究員 木下郁男 主席研究員 村瀬道雄
ドレスデン・ロッセンドルフ研究所 Dirk Lucas Christophe Vallée 神戸大学 冨山明男 Nuclear Engineering and Design

エネルギー環境教育における社会的態度の育成 京都教育大学 山下宏文 板橋区立中台小学校 石原淳
練馬区立向山小学校 鈴木真 国立学園小学校 束原秀郎 東京学芸大学 佐島群巳 京都教育大学 高山博之
仙台白百合女子大学 中村俊哉 社会システム研究所 主席研究員 橋場隆 主任研究員 大磯眞一 エネルギー環境教育研究

Ditection of Cavitation with Directional Microphones Placed Outside Piping 技術システム研究所 研究員 長屋行則
主席研究員 村瀬道雄 Nuclear Engineering and Design2015 保全パフォーマンス向上のための作業手順書に関する研究 社会システム研究所 上席研究員 作田博 ヒューマンファクターズ
繁忙感とメンタルワークロードとの関係に関する実験的検討 社会システム研究所 副主任研究員 彦野賢
大阪大学 篠原一光 社会システム研究所 副主任研究員 松井裕子 人間工学
ビジュアル型作業手順書の効用に関する実験的研究 社会システム研究所 上席研究員 作田博 ヒューマンファクターズ
構造化したPSFと職場文化のモデルを活用した対策立案の検討 千歳科学技術大学 小林大二
社会システム研究所 副主任研究員 高城美穂 主任研究員 前田典幸 ヒューマンファクターズ

45

Correlation for Countercurrent Flow Limitation in a PWR Hot Leg 技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄
研究員 木下郁男 研究員 歌野原陽一 主任研究員 柳千裕 神戸大学 冨山明男
Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf Dirk Lucas Journal of Nuclear Science and Technology

Strain-based modeling of fatigue crack growth -An experimental approach for stainless steel
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 研究員 川久保政洋 International Journal of Fatigue
全交流電源喪失時の使用済燃料ピット水温と水位の予測 技術システム研究所 主任研究員 柳千裕 主席研究員 村瀬道雄
リーダー 吉田至孝 関西電力 楠木貴世志 日本原子力学会和文論文誌
J-integral solutions for surface cracks inside pipes under internal pressure 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
Journal of Solid Mechanics and Materials Engineering

2016 保守作業者への質問紙調査結果に基づくビジュアル型作業手順書に関する研究 社会システム研究所 上席研究員 作田博
ヒューマンファクターズ

Stress-Free Reference for Neutron Diffraction Measurement of Residual Stress in Butt-Welded Joints of Austenitic StainlessSteel Pipes 技術システム研究所 主任研究員 前川晃 副主任研究員 高橋常夫 研究員 辻峰史
日本原子力研究開発機構 鈴木裕士 盛合敦 Journal of Solid Mechanics and Materials Engineering

2017 保守作業者が作業手順書を使用する場合の認知行動モデルに関する研究 社会システム研究所 上席研究員 作田博
ヒューマンファクターズ

Crack growth monitoring by strain measurements 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
International Electronic Journal of Nuclear Safety and Simulation

2021 安全の現場に求められるワークモチベーション−安全志向的モチベーションの効果とその源泉としての自己価値充足モデル−
社会システム研究所 准主任研究員 藤田智博 副主任研究員 後藤学 主任研究員 河合学 原子力安全推進協会 金山正樹
大阪大学 秋保亮太 九州大学 池田浩 産業・組織心理学研究

Local strain distribution near grain boundaries under tensile stresses in highly irradiated SUS316 stainless steel
技術システム研究所 主席研究員 福谷耕司 リーダー 西岡弘雅 主任研究員 藤井克彦 研究員 三浦照光
日本核燃料開発 橘内祐寿 Journal of Nuclear Materials

2022 安全の現場に求められるリーダーシップ−サーバント・リーダシップと交流型リーダーシップによる安全パフォーマンスの向上−
社会システム研究所 副主任研究員 藤田智博 副主任研究員 後藤学 主任研究員 河合学 大阪大学 秋保亮太
九州大学 池田浩 原子力安全推進協会 金山正樹 福井県立大学 藤野秀則 産業・組織心理学研究

レーザー変位計を用いた振動応力計測方法の開発 技術システム研究所 主任研究員 前川晃 関西電力 野田満靖
（元）INSS
福井大学 新谷真功 川崎重工業 鈴木道明
（元）INSS 日本機械学会論文集C編
軸方向表面き裂を有する鋳造ステンレス鋼管の破壊評価法 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本機械学会論文集Ａ編

46

研 究業績
研究論文、技術報告［ 学会誌・学術誌 ］
技術システム研究所
2012 Numerical Simulation of Water Temperature in a Spent Fuel Pit during the Shutdown of Its Cooling Systems
技術システム研究所 主任研究員 柳千裕 主席研究員 村瀬道雄 リーダー 吉田至孝 研究員 歌野原陽一
関西電力 岩城隆則 長江尚史 Journal of Power and Energy System
A stress-based criterion for ductile crack initiation of pre-strained carbon steel
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 Engineering Fracture Mechanics
VOF Simulations of Countercurrent Gas-Liquid Flow in a PWR Hot Leg 技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄
研究員 木下郁男 研究員 歌野原陽一 主任研究員 柳千裕 大阪大学 高田孝 山口彰 神戸大学 冨山明男
The Journal of Computational Multiphase Flows
き裂成長予測による低サイクル疲労の損傷評価(成長予測モデルの構築とその適用例) 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
研究員 川久保政洋 日本機械学会論文集A編
原子力災害事象進展予測に用いる冷却材漏えい口径推定手法の開発 技術システム研究所 客員研究員 建部恭成
リーダー 吉田至孝 日本原子力学会和文論文誌
SM490鋼の弾塑性破壊じん性に及ぼす塑性ひずみの影響(応力破壊基準による検討）
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 材料
Experimental Investigation of Stratified Two-Phase Flows in the Hot Leg of a PWR for CFD Validation
ドレスデン・ロッセンドルフ研究所 Christophe Vallée Dirk Lucas 神戸大学 冨山明男 技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄
VGB Power Tech 12

複数き裂の相互作用を考慮した進展予測方法(長さの異なる多数き裂の評価法) 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
東京理科大学 佐々貴洋 菊池正紀 日本機械学会論文集A編
Fast Finite Element Analysis of Weld Residual Stress in Large-Diameter Thick-Walled Stainless Steel Pipe Joints and Its
Experimental Validation 技術システム研究所 主任研究員 前川晃 大阪大学 芹澤久 中長啓治 村川英一
溶接学会論文集
3次元デジタル画像相関法による溶接部における不均一強度分布の同定 技術システム研究所 研究員 川久保政洋
主任研究員 釜谷昌幸 日本機械学会論文集A編
き裂成長予測による低サイクル疲労の損傷評価(繰返し熱応力下での疲労寿命) 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
日本機械学会論文集A編
クラス2、3配管に対する弾性塑性破壊力学評価のための荷重割増し係数(Z係数) 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
日本機械学会論文集Ａ編
EBSD解析によるステンレス鋼の疲労損傷検出(結晶粒界に着目した解析) 熊本大学 黒田雅利 森貴之 猪崎貴晴
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本機械学会論文集A編
Observation of Fatigue Crack Initiation and Growth in Stainless Steel to Quantify Low-Cycle Fatigue Damage for Plant Maintenance
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 E-Journal of Advanced Maintenance

Plastic strain measurement by EBSD (Effect of a smoothing filter for quantitative assessment)
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 Journal of Solid Mechanics and Materials Engineering

反復サブストラクチャー法を用いた配管継手の多層溶接シミュレーションの高速化 技術システム研究所 主任研究員 前川晃
大阪大学 河原充 芹澤久 村川英一 日本機械学会論文集A編

PWR1次冷却材模擬環境中の316ステンレス鋼に生成した皮膜性状に及ぼすほう酸及び水酸化リチウムの影響
技術システム研究所 主任研究員 福村卓也 主席研究員 福谷耕司 主席研究員 有岡孝司 日本原子力学会和文論文誌

Evaluation of Internal Stress in Individual Grains of Cold-Rolled Stainless Steel by Energy Dispersive X-ray Diffraction
SPring-8 JASRI 梶原堅太郎 佐藤真直 橋本保 技術システム研究所 副主任研究員 山田卓陽 関西電力 寺地巧（元）INSS
技術システム研究所 主任研究員 福村卓也 主席研究員 有岡孝司 ISIJ International（日本鉄鋼協会英文誌）

316ステンレス鋼の疲労強度に対する平均応力効果 技術システム研究所 研究員 川久保政洋 主任研究員 釜谷昌幸 材料
Critical Consideration on Wall Thinning Rate by Liquid Droplet Impingement Erosion 新潟大学 藤澤延行
技術システム研究所 リーダー 中村晶 電力中央研究所 森田良 新潟大学 山縣貴幸 E-Journal of Advanced Maintenance2013 Monitoring of inside surface crack growth by strain measurements of the outside surface: application of multiple strain measurements
technique to fatigue crack growth 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 Nuclear Engineering and Design
Effects of dose rate change under irradiation on hardening and microstructural evolution in A533B steel
技術システム研究所 主任研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 原子力安全基盤機構 北條智博
Journal of Nuclear Science and Technology
One-region Model Predicting Water Temperature and Level in a Spent Fuel Pit during Loss of all AC Power Supplies
技術システム研究所 主任研究員 柳千裕 主席研究員 村瀬道雄 Journal of Power and Energy Systems
浅い軸方向欠陥を有する管に対する極限荷重評価法 三菱重工業 北条公伸 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
日立製作所 宮崎克雅 日本機械学会論文集A編

円管内オリフィス下流域における壁面せん断応力の時間平均と変動成分 金沢大学 木綿隆弘
技術システム研究所 研究員 歌野原陽一 リーダー 中村晶 金沢大学 木村繁男 小松信義 山田紘司 菅原康裕 中道淳平
日本機械学会論文集B編
Concomitant formation of different nature clusters and hardening in reactor pressure vessel steels irradiated by heavy ions
技術システム研究所 主任研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 原子力安全基盤機構 北條智博
Journal of Nuclear Materials
2014 A Method using Optical Contactless Displacement Sensors to Measure Vibration Stress of Small-Bore Piping
技術システム研究所 主任研究員 前川晃 副主任研究員 高橋常夫 関西電力 辻峰史（元）INSS 野田満靖（元）
INSS
Journal of Pressure Vessel Technology
Evaluation of equi-biaxial fatigue of stainless steel by the pressurized disc fatigue test
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 関西電力 辻峰史（元）INSS International Journal of Fatigue

高温水から冷空気流への蒸発伝熱共存対流熱伝達に関する研究 信州大学 廣田竜也 海老原豊 小泉安郎 大平晃嗣 山路達也
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 混相流

Assessment of thermal fatigue damage caused by local fluid temperature fluctuation (Part I: Characteristics of constraint
and stress caused by thermal striation and stratification) 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
Nuclear Engineering and Design

維持規格における曲げ荷重を受ける管の極限荷重評価方法(設計・建設規格との比較と破壊試験の結果からの考察)
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本機械学会論文集Ａ編

Assessment of thermal fatigue damage caused by local fluid temperature fluctuation (Part II: Crack growth under thermal stress)
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 Nuclear Engineering and Design

Role of cavity formation in crack initiation of cold worked carbon steel in high temperature water
技術システム研究所 主席研究員 有岡孝司 神戸工業試験場 宮本友樹 技術システム研究所 副主任研究員 山田卓陽
研究員 青木政徳 Corrosion Journal

下向き閉塞分岐配管に生じる流動と温度変動のメカニズム(第4報，
配管内径が侵入深さおよび変動特性に及ぼす影響）
技術システム研究所 研究員 三好弘二 リーダー 中村晶 神戸大学 土蔵孝博 杉本勝美 竹中信幸 日本機械学会論文集

Environmental effect on fatigue strength of stainless steel in PWR primary water -Role of crack growth acceleration in fatigue life reduction
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 International Journal of Fatigue

Temperature Fluctuation Phenomena in a Normally Stagnant Pipe Connected downward to a High Velocity and High
Temperature Main Pipe 技術システム研究所 リーダー 中村晶 研究員 三好弘二 関西電力 大厩徹
神戸大学 竹中信幸 細川茂雄 濱谷大輔 長谷正紹 小野島大介 山本泰大 斉藤敦 Nuclear Engineering and Design

Effects of radiation on spinodal decomposition of ferrite in duplex stainless steel
技術システム研究所 主任研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 Journal of Nuclear Materials

ステンレス鋼の疲労強度に及ぼす平均応力の影響 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
原子力環境整備促進・資金管理センター 川久保政洋(元)INSS 日本機械学会論文集

Numerical Simulation of Countercurrent Flow in a PWR Hot Leg by Using Two-Fluid Model
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 研究員 歌野原陽一 主任研究員 柳千裕 大阪大学 高田孝 山口彰
神戸大学 冨山明男 Journal of Energy and Power Engineering

停滞水下4 4ロッドバンドル空気・水実験でのボイド率の数値計算 技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄
主任研究員 柳千裕 副主任研究員 歌野原陽一 大阪大学 高田孝 山口彰 神戸大学 冨山明男 混相流

EBSD解析によるステンレス鋼の疲労損傷検出(TEM観察との比較) 熊本大学 黒田雅利 安永和史 山田輝明
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本機械学会論文集A編

47

2013 Correlation between Flow Accelerated Corrosion and Wall Shear Stress Downstream from an Orifice
技術システム研究所 研究員 歌野原陽一 リーダー 中村晶 主席研究員 村瀬道雄 研究員 釜堀孝一
関西電力 長屋行則(元)INSS Journal of Power and Energy Systems

蒸気発生器Ｕ字管下部を模擬した鉛直管下端での気液対向流制限に関する空気・水実験 技術システム研究所 研究員 楠木貴世志
主席研究員 村瀬道雄 関西電力 辻峰史（元）INSS 神戸大学 土井大我 藤井雄基 冨山明男 混相流
Phenomena Identification and Ranking Table for Thermal-Hydraulic Phenomena during a Small-break LOCA with Loss ofHigh Pressure Injection Purdue大学 M.J. Griffiths J.P. Schlegel T. Hibiki M. Ishii
技術システム研究所 研究員 木下郁男 リーダー 吉田至孝 Progress in Nuclear Energy

48

研 究業績
研究論文、技術報告［ 学会誌・学術誌 ］
技術システム研究所
2014 Uncertainty Evaluation of the Chexal-Lellouche Correlation for Void Fraction Purdue大学 M.J. Griffiths
J.P. Schlegel C. Clark S.W. Chen T. Hibiki M. Ishii 技術システム研究所 研究員 木下郁男 リーダー 吉田至孝
Progress in Nuclear Energy
Accurate sizing of closed crack using nonlinear ultrasound of SPACE with high voltage transformer pulser technique
富山大学 三原毅 小西剛毅 三浦祐輔 技術システム研究所 リーダー 石田仁志
Quantitative Nondestructive Evaluation (QNDE) 論文集
Numerical Evaluation of Wall Temperature Measurement Method Developed to Estimate Thermal Stress at T-junction Pipe
技術システム研究所 研究員 三好弘二 リーダー 中村晶 神戸大学 竹中信幸 Mechanical Engineering Journal
Estimation of Elastic-Plastic Fracture Toughness by Numerical Simulation Based on a Stress-Based Criterion for Ductile Crack Initiation
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 International Journal of Pressure Vessel and Piping
True stress-strain curves of cold worked stainless steel over a large range of strains 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
原子力環境整備促進・資金管理センター 川久保政洋(元)INSS Journal of Nuclear Materials
Intergranular Stress Corrosion Cracking Growth Behavior of Ni-Cr-Fe Alloys in Pressurized Water Reactor Primary Water
技術システム研究所 主席研究員 有岡孝司 副主任研究員 山田卓陽 研究員 青木政徳 神戸工業試験場 宮本友樹 Corrosion
Effects of Shape and Size on Countercurrent Flow Limitation in flow Channels Simulating a PWR Hot Leg
技術システム研究所 研究員 木下郁男 主席研究員 村瀬道雄 研究員 歌野原陽一
ドレスデン・ロッセンドルフ研究所 Dirk Lucas Christophe Vallée 神戸大学 冨山明男 Nuclear Technolgy
A J-integral estimation procedure for Swift-type stress-strain curves 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
Engineering Fracture Mechanics
Stress-strain curve estimation procedures for stainless steels based on yield and ultimate strengths
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 Engineering Fracture Mechanics
等二軸疲労のための膜圧式疲労試験装置の開発 関西電力 辻峰史(元)INSS 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 材料
蒸気発生器Ｕ字管下部を模擬した鉛直管下端での気液対向流制限の数値シミュレーション
技術システム研究所 研究員 楠木貴世志 主席研究員 村瀬道雄 大阪大学 高田孝 神戸大学 冨山明男 混相流
下向き閉塞分岐配管に生じる流動と温度変動のメカニズム(第5報，
侵入深さの変動メカニズムの解明)
技術システム研究所 研究員 三好弘二 リーダー 中村晶 神戸大学 土蔵孝博 杉本勝美 竹中信幸 日本機械学会論文集
中性子照射を受けた原子炉容器炉内構造物の構造健全性(ステンレス鋼構造物の冷間加工による破壊強度変化)
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 原子力規制庁 北條智博 大阪大学 望月正人 日本機械学会論文集
Aspects of ion irradiations to study localized deformation in austenitic stainless steels Michigan大学 Z. Jiao G. Was
技術システム研究所 研究員 三浦照光 主席研究員 福谷耕司 Journal of Nuclear Materials
An investigation of wall temperature characteristics to evaluate thermal fatigue at a T-junction pipe
技術システム研究所 研究員 三好弘二 リーダー 中村晶 副主任研究員 歌野原陽一 神戸大学 竹中信幸
Mechanical Engineering Journal
一様伸び限界以降を含むステンレス鋼の応力・ひずみ曲線の取得方法 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
日本機械学会論文集
配管の外表面ひずみを用いた管内圧力脈動計測法 技術システム研究所 主任研究員 前川晃 主任研究員 高橋常夫
関西電力 辻峰史（元）INSS コベルコ科研 加藤稔 日本機械学会論文集2015 Fast Three-Dimensional Multipass Welding Simulation Using an Iterative Substructure Method
技術システム研究所 主任研究員 前川晃 大阪大学 河原充 芹澤久 村川英一
Journal of Materials Processing Technology
Low-cycle fatigue crack growth prediction by strain intensity factor 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
International Journal of Fatigue
Micro-mechanical investigation for effects of helium on grain boundary fracture of austenitic stainless steel
技術システム研究所 研究員 三浦照光 主任研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 Journal of Nuclear Materials
Mean stress effect on fatigue strength of stainless steel 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
原子力環境整備促進・資金管理センター 川久保政洋(元)INSS International Journal of Fatigue
Effects of tensile stress on Cu clustering in irradiated Fe-Cu alloy 技術システム研究所 主任研究員 藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 京都大学 笠田竜太 木村晃彦 物質・材料研究機構 大久保忠勝 Journal of Nuclear Materials

2015 Development of thermal fatigue evaluation methods of piping systems 東京大学 笠原直人 立命館大学 伊藤隆基
長岡技術科学大学 岡崎正和 東芝 奥田幸彦 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 リーダー 中村晶
伊藤忠テクノソリューションズ 中村均 テプコシステムズ 町田秀夫 三菱総合研究所 松本昌昭
E-Journal of Advanced Maintenance (Web公開)
A Review of Evaluation Methods Developed for Numerical Simulation of the Temperature Fluctuation Contributing to Thermal
Fatigue of a T-junction Pipe 技術システム研究所 リーダー 中村晶 副主任研究員 歌野原陽一 研究員 三好弘二
東京大学 笠原直人 E-Journal of Advanced Maintenance
Change in Bonding Strength at Grain Boundaries Before Long-Term SCC Initiation
技術システム研究所 主席研究員 有岡孝司 Corrosion Journal
Improvement of identification of a crack tip echo in ultrasonic inspection using large displacement ultrasoundtransmission 富山大学 三原毅 技術システム研究所 リーダー 石田仁志 Journal of Physics: Conference Series
Numerical simulation of temperature distribution in a containment vessel of an operating PWR plant
技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一 主席研究員 村瀬道雄
MHI原子力エンジニアリング 増井章裕 猪股亮 神谷祐二 Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science
Fast Computation Based on an Iterative Substructure Method for Three-Dimensional Simulation of Multipass Welding
技術システム研究所 主任研究員 前川晃 大阪大学 芹澤久 村川英一 Journal of Pressure Vessel Technology
Experimental Validation of Non-Contacting Measurement Method Using LED-Optical Displacement Sensors for Vibration
Stress of Small-Bore Piping 技術システム研究所 主任研究員 前川晃 関西電力 辻峰史(元)INSS
技術システム研究所 主任研究員 高橋常夫 関西電力 野田満靖(元)INSS Measurement
Elastic-Plastic Failure Assessment of Cold Worked Stainless Steel Pipes 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
International Journal of Pressure Vessels and Piping
True stress-strain curve acquisition for irradiated stainless steel including the range exceeding necking strain
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本核燃料開発 橘内裕寿 越石正人 Journal of Nuclear Materials
Effects of fluid propenties on CCFL characteristics at vertical pipe lower end
技術システム研究所 研究員 楠木貴世志 主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 藤井雄基 野末貴大 林公祐 細川茂雄 冨山明男
Journal of Nuclear Science and Technology
Prediction of Temperature and Water Level in a Spent Fuel Pit during Loss of All AC Powers
技術システム研究所 主任研究員 柳千裕 主席研究員 村瀬道雄 主席研究員 吉田至孝 准主任研究員 楠木貴世志
Journal of Nuclear Science and Technology
Fatigue Damage Management Based on Postulated Crack Growth Curve 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
大阪大学 中村隆夫 E-Journal of Advanced Maintenance
Reconstruction of Grand Design for Fatigue Evaluation based on Fatigue Failure Analysis of Japanese NPPs
大阪大学 中村隆夫 藤川亮祐 松下幹弥 阿部茂樹 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
E-Journal of Advanced Maintenance
Statistical model of micro crack growth for the evaluation of accumulated fatigue in NPPs 大阪大学 阿部茂樹 中村隆夫
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 E-Journal of Advanced MaintenanceNoncontact Measurement Method of Vibration Stress Using Optical Displacement Sensors for Piping System in Nuclear
Power Plants 技術システム研究所 主任研究員 前川晃 関西電力 辻峰史(元)INSS
技術システム研究所 主任研究員 高橋常夫 関西電力 野田満靖(元)INSS Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science
Loading sequence effect on fatigue life of Type 316 stainless steel 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
原子力環境整備促進・資金管理センター 川久保政洋(元)INSS International Journal of Fatigue
Countercurrent flow limitation in slightly inclined pipes with elbows 技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄
准主任研究員 木下郁男 准主任研究員 楠木貴世志 Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf Dirk Ducas
神戸大学 冨山明男 Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science
Rapid Nickel Diffusion in Cold-Worked Carbon Steel at 320-450˚C 技術システム研究所 主席研究員 有岡孝司
東北大学 飯島嘉明 神戸工業試験場 宮本友樹 Philosophical Magazine
ひずみ拡大係数に基づくステンレス鋼の低サイクル疲労き裂進展評価 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 材料
Effect of Reference Point Selection on Microscopic Stress Measurement Using EBSD 大阪大学 三上欣希 小田和生
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 大阪大学 望月正人 Materials Science and Engineering A
レーザー変位計を用いた非接触振動応力測定法に関する適用性の検討 技術システム研究所 主任研究員 前川晃
関西電力 野田満靖(元)INSS 福井大学 新谷真功 川崎重工業 鈴木道明(元)INSS 日本機械学会論文集2016 Prediction of Weld Residual Stress in a PWR Pressurizer Surge Nozzle 技術システム研究所 主任研究員 前川晃
大阪大学 河原充 芹澤久 村川英一 Journal of Pressure Vessel Technology

49

50

研究業績
研究論文、技術報告［ 学会誌・学術誌 ］
技術システム研究所
2016 Development of disc bending fatigue test technique for equi-biaxial loading 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
International Journal of Fatigue
Experimental study on a noncontact method using laser displacement sensors to measure vibration stress in piping systems
技術システム研究所 主任研究員 前川晃 関西電力 野田満靖(元)INSS 福井大学 新谷真功 Measurement
Ramberg-Osgood type stress-strain curve estimation using yield and ultimate strengths for failure assessments
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 International Journal of Pressure Vessels and Piping
Development of Noncontact Measurement Methods Using Multiple Laser Displacement Sensors for Bending and Torsional
Vibration Stresses in Piping Systems 技術システム研究所 主任研究員 前川晃 関西電力 野田満靖(元)INSS
福井大学 新谷真功 川崎重工業 鈴木道明(元)INSS International Journal of Pressure Vessel and Piping
An investigation of thermal stress characteristics by wall temperature measurements at a mixing tee
技術システム研究所 准主任研究員 三好弘二 主任研究員 釜谷昌幸 副主任研究員 歌野原陽一 主任研究員 中村晶
Nuclear Engineering and Design
Irradiation-induced microchemical changes in highly irradiated 316 stainless steel
技術システム研究所 主任研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 Journal of Nuclear Materials
Condensation Experiments for Counter-current Flow Limitation in an Inverted U-Tube
技術システム研究所 准主任研究員 楠木貴世志 主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 冨山明男 細川茂雄 野末貴大
Journal of Nuclear Science and Technology
水平管での気液対向流制限に対する一次元計算の予測精度 技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄
副主任研究員 木下郁男 准主任研究員 楠木貴世志 混相流−混相流研究の進展−
Uncertainty in RELAP5/MOD3.2 Calculations for Interfacial drag in Downward Two-Phase Flow
Purdue大学 Collin Clark Takashi Hibiki Missouri工科大学 Joshua P. Schlegel
技術システム研究所 副主任研究員 木下郁男 Annals of Nuclear Energy
原子力プラントにおけるレジリエンス評価法の開発(その1：原子力プラントの事故時安全性評価指標としてのレジリエンス指標の提案)
東京大学 出町和之 鈴木正昭 糸井達哉 村上健太 笠原直人 法政大学 宮野廣 大阪大学 中村隆夫
原子力学会 荒井滋喜 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本保全学会 山口篤憲 三菱総合研究所 松本昌昭
日本保全学会誌
原子力プラントにおけるレジリエンス評価法の開発(その2：静的機器の劣化要因に対する信頼性評価法の検討)
大阪大学 中村隆夫 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本保全学会誌
弾塑性有限要素解析によるき裂を有する構造物の耐荷重評価(ステンレス鋼平板および管の耐荷重予測方法の検討)
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本機械学会論文集
A Simple Measurement Method of Pressure Pulsations Using Outer Surface Strain in Piping Systems
技術システム研究所 主任研究員 前川晃 関西電力 辻峰史(元)INSS 技術システム研究所 主任研究員 高橋常夫
コベルコ科研 加藤稔 Journal of Pressure Vessel Technology
A mechanistic study of the temperature dependence of the stress corrosion crack growth rate in SUS316 stainless steels
exposed to PWR primary water Oxford大学 Martina Meisnar Arantxa Vilalta-Clemente Michael Moody
技術システム研究所 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 Oxford大学 Sergio Lozano-Perez Acta Materialia
非線形三波相互作用による純銅の疲労損傷評価 湘南工科大学 石井優 大谷俊博 中庭正義
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本機械学会論文集
Measurement of Flow Accelerated Corrosion Rate at an Elbow Pipe and Combination Effect of an Upstream Orifice
技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一 関西電力 釜堀孝一(元)INSS 技術システム研究所 主任研究員 中村晶主席研究員 村瀬道雄 E-Journal of Advanced MaintenanceDegradation of Alloy 690 after relatively short times 技術システム研究所 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
Staehle consulting Roger W. Staehle 技術システム研究所 副主任研究員 山田卓陽 客員研究員 宮本友樹
副主任研究員 寺地巧 Corrosion Journal
Round robin crystal orientation measurement using EBSD for damage assessment
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 IHI 久布白圭司 榊原洋平 TSLソリューションズ 鈴木清一
オックスフォード・インストゥルメンツ 森田博文 コベルコ科研 与田利花 中部電力 小林大輔
労働安全衛生総合研究所 山際謙太 日鉄住金テクノロジー 西岡智也 新潟工科大学 山崎泰広 岩手大学 鎌田康寛
ブルカー・エイエックスエス 花田剛 湘南工科大学 大谷俊博 Mechanical Engineering Journal
Effects of Decay Heat Distribution on Water Temperature in a Spent Fuel Pit and Prediction Errors With a One-Region Model
技術システム研究所 主任研究員 柳千裕 主席研究員 村瀬道雄 副主任研究員 歌野原陽一
Nuclear Engineering and Radiation Science51

2016 Prediction method of countercurrent flow limitation in a pressurizer surge line and its evaluation for a 1/10-scale model
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 副主任研究員 歌野原陽一 准主任研究員 楠木貴世志
Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf Dirk Lucas 神戸大学 冨山明男 Nuclear Engineering and Radiation Science
Numerical Simulation of Long-period Fluid Temperature Fluctuation at a Mixing Tee for the Thermal Fatigue Problem
技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一 主任研究員 中村晶 准主任研究員 三好弘二 東京大学 笠原直人
Nuclear Engineering and Design
316ステンレス鋼の低サイクル疲労き裂成長における環境効果 大阪大学 藤川亮祐 北田孝典 中村隆夫
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本保全学会誌
原子力プラントにおけるレジリエンス評価法の開発(その3：レジリエンス指標の評価法と適用性に関する検討) 東京大学 鈴木正昭
出町和之 村上健太 糸井達哉 笠原直人 法政大学 宮野廣 大阪大学 中村隆夫 原子力学会 荒井滋喜
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本保全学会 山口篤憲 三菱総合研究所 松本昌昭 日本保全学会誌
Benchmark Analyses of Probabilistic Fracture Mechanics for Cast Stainless Steel Pipe
三菱重工業 北条公信 林翔太郎 西亘 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本原子力研究開発機構 勝山仁哉
みずほ情報総研 眞崎浩一 電力中央研究所 永井政貴 テプコシステムズ 岡本年樹 関西電力 高田泰和 東京大学 吉村忍
Mechanical Engineering Journal
維持規格における弾塑性破壊力学評価のためのZ係数式 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
テプコシステムズ 町田秀夫 東芝 板谷雅雄(現日本核燃料開発) 三菱重工業 北条公伸 日本機械学会論文集
BWR Water Chemistry Guidelines and PWR Primary Water Chemistry Guidelines in Japan - Purpose and Technical Background 電中研 河村浩孝 元電中研 Hideo Hirano 元東大 Yousuke Katsumura 元東北大 Shunsuke Uchida
元三重大 Takayuki Mizuno JANSI Hideaki Kitajima Yasuo Tsuzuki 技術システム研究所 副主任研究員 寺地巧
日立GE Makoto Nagase Naoshi Usui 東芝 Junichi Takagi Hidehiro Urata MHI Yasuhiko Shoda
Takao Nishimura Nuclear Engineering and Design
Development of Resilience Evaluation Method for Nuclear Power Plant (Part 1: Proposal of Resilience Index for Assessmentof Safety of Nuclear Power Plant) 東京大学 出町和之 鈴木正昭 法政大学 宮野廣 原子力学会 荒井滋喜
大阪大学 中村隆夫 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本保全学会 山口篤憲 東京大学 糸井達哉 笠原直人
村上健太 三菱総合研究所 松本昌昭 E-Journal of Advanced Maintenance
Development of Resilience Evaluation Method for Nuclear Power Plant (Part 2: Development of Failure Probability
Assessment Model for Static Components) 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 大阪大学 中村隆夫
E-Journal of Advanced Maintenance
Variations of Fracture Toughness and Stress-strain Curve of Cold Worked Stainless Steel and heir Influence on Failure
Strength of Cracked Pipe 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 Mechanical Engineering Journal
鉛直管内における気液対向流制限 技術システム研究所 研究員 山本泰功 主席研究員 村瀬道雄
神戸大学 林公祐 細川茂雄 冨山明男 混相流
Experiment and Numerical Simulation on Pressure Pulsations Coincided with Acoustic Resonance and Piping NaturalFrequency 技術システム研究所 主任研究員 前川晃 関西電力 辻峰史(元)INSS 野田満靖(元)INSS
川崎重工業 高橋常夫(元)INSS コベルコ科研 加藤稔 大阪市立大学 藤田勝久 Journal of Pressure Vessel Technology
Uncertainty Quantification of the RELAP5 Interfacial Friction Model in the Rod Bundle Geometry
技術システム研究所 准主任研究員 木下郁男 客員研究員 鳥毛俊秀
MHIニュークリアシステムズ・ソリューションエンジニアリング 山田実 Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science2017 Prediction of Countercurrent Flow Limitation and Its Uncertainty in Horizontal and Slightly Inclined Pipes
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 副主任研究員 歌野原陽一 准主任研究員 楠木貴世志 研究員 山本泰功
Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf Dirk Ducas 神戸大学 冨山明男 Nuclear Technology
EBSD法によるクリープ損傷評価のためのラウンドロビン試験 コベルコ科研 与田利花
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 豊田中央研究所 木村英彦 湘南工科大学 大谷俊博 名城大学 藤山一成 材料
鉛直管内での気液対向流に対する界面摩擦係数 技術システム研究所 准主任研究員 楠木貴世志 研究員 山本泰功
主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 林公祐 細川茂雄 冨山明男 混相流
形状係数測定における壁面伝達境界条件が及ぼす影響に関する研究 名古屋大学 恒吉達矢 伊藤高啓 辻義之
技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一 日本機械学会論文集
Drift-Flux Model for Rod Bundle Geometries Purdue大学 C. Clark M. Griffiths S.W. Chen T. Hibiki M. Ishii
原子燃料工業 T. Ozaki 技術システム研究所 研究員 木下郁男 リーダー 吉田至孝
International Journal of Heat and Fluid FlowExperimental Study of Void Fraction in an 8 x 8 Rod Bundle at Low Pressure and Low Liquid Flow Conditiions
Purdue大学 C. Clark M. Griffiths S.W. Chen T. Hibiki M. Ishii 原子燃料工業 T. Ozaki
技術システム研究所 研究員 木下郁男 リーダー 吉田至孝 International Journal of Heat and Fluid Flow

52

研究業績
研究論文、技術報告［ 学会誌・学術誌 ］
技術システム研究所
2017 Development of Measurement Methods for Vibration-Induced Stress of Small-Bore Piping
技術システム研究所 主任研究員 前川晃 関西電力 野田満靖(元)INSS 須山健(元)INSS 川崎重工業 鈴木道明(元)INSS
大阪市立大学 藤田勝久 Journal of Pressure Vessel Technology
Fatigue crack tolerance design for stainless steel by crack growth analysis 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
Engineering Fracture Mechanics
Thermal fatigue damage assessment at mixing tees (Elastic-plastic deformation effect on stress and strain fluctuations)
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 准主任研究員 三好弘二 Nuclear Engineering and Design
Development of Resilience Evaluation Method for Nuclear Power Plants (Part 3: Study of Evaluation Method andApplicability of Resilience Index) 東京理科大学 Masaaki SUZUKI 東京大学 Kazuyuki DEMACHI
法政大学 Hiroshi MIYANO 大阪大学 Takao NAKAMURA 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
日本原子力学会 Shigeki ARAI 日本保全学会 Atsunori YAMAGUCHI 東京大学 Tatsuya ITOI Kenta MURAKAMI
Naoto KASAHARA 三菱総合研究所 Masaaki MATSUMOTO E-Journal of Advanced Maintenance
Correlation of Interfacial Friction for Countercurrent Gas-Liquid Flows in Nearly Horizontal Pipes
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 准主任研究員 楠木貴世志 研究員 山本泰功 副主任研究員 木下郁男
神戸大学 冨山明男 Nuclear Engineering and Design
鉛直管での気液対向流制限に対する流体物性値の影響 技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄
准主任研究員 楠木貴世志 研究員 山本泰功 神戸大学 合田頼人 林公祐 細川茂雄 冨山明男 混相流

Correlation of interfacial friction coefficients for predicting countercurrent flow limitation at a sharp-edged lower end of vertical pipes
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 准主任研究員 楠木貴世志 主席研究員 西田浩二
神戸大学 合田頼人 冨山明男 Nuclear Engineering and Radiation Science
Conjugate numerical simulation of wall temperature fluctuation at a T-junction pipe
技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一 准主任研究員 三好弘二 主席研究員 中村晶
Mechanical Engineering Journal
Acceleration of nickel diffusion by high tensile stress in cold-worked Type 316 stainless steel at 450℃
技術システム研究所 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 元東北大学 飯島嘉明 神戸工業試験場 宮本友樹
Philosophical Magazine
Development of Fatigue Crack Growth Prediction Model in Reactor Coolant Environment
大阪大学 Terushi Ishizawa Satoshi Takeda Takanori Kitada Takao Nakamura
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 Journal of Pressure Vessel Technology
Numerical simulation of thermal stress fluctuation at a mixing tee for thermal fatigue problems
技術システム研究所 准主任研究員 三好弘二 センター長 中村晶 副主任研究員 歌野原陽一 主席研究員 釜谷昌幸
Mechanical Engineering Journal

Fatigue assessment for seismic loads considering material degradation due to stress corrosion cracking
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 Nuclear Engineering and Design

ラウンドロビン解析によるASMEおよびEN圧力容器設計規格における溶接継手疲労強度評価手法の比較
東洋エンジニアリング 永田聡 技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 千代田化工建設 小島浩二 神戸製鋼所 西原達夫
日揮 李日星 圧力技術

Flaw tolerance assessment for low-cycle fatigue of stainless steel 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
Journal of Pressure Vessel Technology

Elastic-plastic Fracture Resistance of Carbon Steel for Cyclic Load (Prediction of J-R Curve Assuming Fatigue Crack Growth)
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 Engineering Fracture Mechanics

Rapid nickel diffusion in cold-worked Type 316 austenitic steel at 360-500℃
技術システム研究所 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 東北大学 飯島嘉明 神戸工業試験場 宮本友樹
International Journal of Materials Research

Constitutive equations for vertical upward two-phase flow in rod bundle Purdue大学 日引俊 原子燃料工業 尾崎哲浩
京都大学 Xiuzhong Shen 北海道大学 三輪修一郎 技術システム研究所 副主任研究員 木下郁男
東京海洋大学 波津久達也 Chulalongkorn大学 Somboon Rassame International Journal of Heat and Mass Transfer

EBSD解析によるステンレス鋼の疲労損傷検出(EBSDパターンクオリティの適用性) 熊本大学 黒田雅利
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 熊本大学 山田輝明 日本原子力研究開発機構 秋田貢一 日本機械学会論文集

Effects of diameters on countercurrent flow limitation at a square top end in vertical pipes
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 主席研究員 西田浩二 客員研究員 鳥毛俊秀 神戸大学 合田頼人 冨山明男
Science and Technology of Nuclear Installations

Computational crack propagation analysis with consideration of weld residual stresses 東京理科大学 能瀬雅広 天野聖
岡田裕 遊佐泰紀 関西電力 前川晃(元)INSS 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 諏訪東京理科大学 河合浩志
Engineering Fracture Mechanics
Performance Based Maintenance Concept to Optimize Inspection Schedule 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
E-Journal of Advanced MaintenanceApplication of the Statistical Safety Evaluation Method to Reflux Cooling in the Loss-of-RHR Event During Mid-Loop operation
MHIニュークリアシステムズ・ソリューションエンジニアリング 山田実 技術システム研究所 准主任研究員 木下郁男
主席研究員 村瀬道雄 主席研究員 吉田至孝 日本原子力研究開発機構 中村秀夫 Nuclear Technology
Influence of strain range on fatigue life reduction of stainless steel in PWR primary water
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 Fatigue & Fracture of Engineering Materials & Structures
変動間隙幅を持つ模擬閉口き裂の高調波画像化 技術システム研究所 主任研究員 石田仁志 超音波材料診断研究所 川嶋紘一郎
非破壊検査
実力基準保全による検査頻度の合理化(確率論的破壊力学による機器破損確率への影響評価)
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本機械学会論文集2018 SCC growth of Alloy 800NG in PWR Primary Water 技術システム研究所 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
Staehle consulting Roger W. Staehle Canadian Nuclear Laboratory Robert L. Tapping
技術システム研究所 副主任研究員 山田卓陽 神戸工業試験場 宮本友樹 Corrosion Journal

Evaluation of Microstructural Characteristics in Low-Cycle Fatigued Austenitic Stainless Steel Using X-Ray Line Profile Analysis
東京都市大学 熊谷正芳 熊本大学 黒田雅利 日本原子力研究開発機構 秋田貢一
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 東京都市大学 大谷眞一 Materials Science Forum
Countercurrent Flow Limitation in a Pressurizer Surge Line 技術システム研究所 研究員 山本泰功
主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 冨山明男 Nuclear Engineering and Design
2019 Influence of Flow Velocity and Temperature on Flow Accelerated Corrosion Rate at an Elbow Pipe
技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一 主席研究員 村瀬道雄 Nuclear Engineering and Design
On CCFL at a PWR Hot-Leg Pipe Geometry and Comparison Between Results in COLLIDER 1/4th- and Kobe 1/15th-Scaled Facilities
ミュンヘン工科大学 S. Al Issa R. Macian-Juan 技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 冨山明男 林公祐
Nuclear Science and Engineering塑性ひずみ誘起された低炭素鋼の非線形超音波特性と微視組織の変化
湘南工科大学 大谷俊博 石井優 技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 中央発條 榊原隆之 材料
PWR Secondary Water Chemistry Guidelines in Japan -Purpose and Technical Background電力中央研究所 Hirotaka Kawamura 三菱重工業 Yasuhiko Shoda 技術システム研究所 副主任研究員 寺地巧元東京大学 Yosuke Katsumura 元東北大学 Shunsuke Uchida 元三重大学 Takayuki Mizuno
大阪大学 Yusa Muroya 元原子力安全推進協会 Yasuo Tsuzuki 原子力安全推進協会 Ryuji Umehara
元電力中央研究所 Hideo Hirano 三菱重工業 Takao Nishimura Progress in Nuclear Energy

Semi-empirical correlation for counter-current flow limitation in vertical pipes 神戸大学 合田頼人 林公祐 冨山明男
テキサスA&M大学 Karen Vierow Kilkland 技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 Nuclear Engineering and Design

Mean Stress Effect on Fatigue Properties of Type 316 Stainless Steel in Pressurized Water Reactors Primary Water Environment
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 Journal of Pressure Vessel Technology

A mechanistic study of SCC in Alloy 600 through high-resolution characterization Oxford大学 Zhao Shen Martina Meisnar
技術システム研究所 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 Oxford大学 Sergio Lozano-Perez Corrosion Science

Mechanistic understanding of the temperature dependence of crack growth rate in Alloy 600 and 316SS throughhigh-resolution characterization Oxford大学 Z. Shen M. Meisnar
技術システム研究所 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 Oxford大学 S. Lozano-Perez Acta Materialia

Enhancement effect of tensile stress gradient on interdiffusion between Type 316 stainless steel and nickel at 450℃ for 5000 h
技術システム研究所 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 元東北大学 飯島嘉明 神戸工業試験場 宮本友樹 Acta Materialia
Acceleration of diffusion by stress gradients in stainless steel - an initiation step for cracking 技術システム研究所 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 元東北大学 飯島嘉明 神戸工業試験場 宮本友樹 Science53

2018 突合せ溶接継手における軸方向亀裂の進展予測手順(半円より深い亀裂や溶接境界部での停留する亀裂の進展予測)
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 日本機械学会論文集

Liquid Film Thickness in Vertical Circular Pipes under Flooding Conditions at the Top End
技術システム研究所 主任研究員 高木俊弥 主席研究員 村瀬道雄 主席研究員 西田浩二 神戸大学 合田頼人 島村長幸
冨山明男 Nuclear Technology

54

研 究業績
研究論文、技術報告［ 学会誌・学術誌 ］
技術システム研究所
2019 A mechanistic study of carbon steel cracking in 360C air and hydrogen environments
Queen's Univercity（Canada） P.S. Suraj 技術システム研究所 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
Canadian Nuclear Laboratory (Canada) K. Farquhason C. Dixon C. Judge Corrosion Journal
Development of drift-flux correlation for Predicting Void Fraction in Downcomer Regions
技術システム研究所 副主任研究員 木下郁男 北海道大学 三輪修一郎 Purdue大学 Takashi Hibiki
Journal of Nuclear Science and Technology(Invited Critical Review) Role of Cavity Formation on Long Term SCC Initiation- A Review
技術システム研究所 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 Corrosion Journal
Numerical prediction of notch bluntness effect on fracture toughness of SM490A carbon steel
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 Engineering Fracture Mechanics
Measurements of temperature distributions and condensation heat fluxes for downward flows of steam-air mixture in a circular pipe
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 副主任研究員 歌野原陽一 神戸大学 合田頼人 島村長幸 細川茂雄 冨山明男
混相流
Drift-Flux Correlation for Rod Bundle Geometries at Low Flow and Low Pressure Conditions
技術システム研究所 副主任研究員 木下郁男 Missouri工科大学 Joshua P. Schlegel Purdue大学 Takashi Hibiki
Journal of Nuclear Science and Technology

2021 3 3ロッドバンドルにおけるフラッディング状態での流動特性 技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 研究員 佐野直樹
主任研究員 高木俊弥 神戸大学 合田頼人 林公祐 冨山明男 混相流
Condensation heat transfer for downward flows of superheated steam-air mixture in a circular pipe
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 副主任研究員 歌野原陽一
神戸大学 合田頼人 細川茂雄(現関西大学) 冨山明男 Nuclear Engineering and Design
Flow characteristics in vertical circular pipes with the square top end under flooding conditions
技術システム研究所 主任研究員 高木俊弥 主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 合田頼人 林公祐 冨山明男
Nuclear Engineering and Design
Effects of fluid properties on interfacial and wall friction factors under counter-current flow limitation in a vertical pipewith sharp-edged lower end 神戸大学 合田頼人 栗本遼 林公祐 冨山明男 技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄
Nuclear Engineering and Design
J-integral estimation by reference plastic slope method for poly-linear stress-strain curves
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 International Journal of Pressure Vessels and Piping塑性ひずみ誘起された準安定オーステナイト系ステンレス鋼の非線形超音波特性、磁気特性と結晶方位差の関係
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 湘南工科大学 大谷俊博 石井優 岩手大学 鎌田康寛 材料
炉水環境中における疲労き裂の発生・成長挙動に及ぼす温度の影響 技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸
大阪大学 三澤樹 北田孝典 中村隆夫 竹田敏 保全学

Development of Reliability Assessment Model for Seismic Loading that considers Fatigue Damage
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 大阪大学 中村隆夫 E-Journal of Advanced Maintenance

Effects of cold work on solute atom clustering during thermal aging in RPV model alloy
技術システム研究所 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 Journal of Nuclear Science and Technology

Experimental study on interfacial and wall friction factors under counter- current flow limitation in vertical pipes withsharp-edged lower ends 神戸大学 合田頼人 林公祐 細川茂雄 冨山明男 技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄
Nuclear Engineering and Design

地震荷重下の配管に対する疲労評価手法の提案(有効ひずみ範囲を用いた荷重履歴効果の考慮)
技術システム研究所 副主任研究員 三好弘二 主席研究員 釜谷昌幸 日本機械学会論文集

Development of Small Bulge Fatigue Testing Technique Using Small Disk-Type Specimen 鹿児島大学 駒崎慎一
城島龍一郎 神戸工業試験場 村岡南那 東北大学 野上修平 技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸
神戸工業試験場 日坂知明 藤原昌晴 新田明人 Fatigue & Fracture of Engineering Materials & Structures
2020 Penetration flow into a branch pipe causing thermal fatigue at a mixing tee 技術システム研究所 准主任研究員 三好弘二
副主任研究員 歌野原陽一 主席研究員 釜谷昌幸 Nuclear Engineering and Design
Application of BEPU method to loss of RHR event during mid-loop operation: Uncertainty quantification of RELAP5 model
技術システム研究所 客員研究員 鳥毛俊秀 Nuclear Engineering and Design
下端フラッディング状態での鉛直円管内における界面摩擦係数 技術システム研究所 研究員 佐野直樹 主任研究員 高木俊弥
主席研究員 西田浩二 主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 合田頼人 冨山明男 混相流
Countercurrent flow limitation at a square top end of vertical pipes and in a pressurizer surge line
技術システム研究所 主任研究員 高木俊弥 主席研究員 村瀬道雄 主席研究員 西田浩二 客員研究員 鳥毛俊秀
神戸大学 冨山明男 Nuclear Engineering and Design
Environmental effect of PWR primary water on fatigue strength of stainless steel Influence of loading rate on fatigue life reduction
技術システム研究 主席研究員 釜谷昌幸 International Journal of Fatigue
Failure assessment curve for austenitic stainless steel pipes of nuclear power plants
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 Engineering Fracture Mechanics
Condensation Heat Transfer for Downward Flows of Steam-Air Mixture in a Circular Pipe
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 副主任研究員 歌野原陽一 神戸大学 細川茂雄
（現関西大学） 冨山明男 混相流
A round robin EBSD measurement for quantitative assessment of small plastic strain
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 IHI 榊原洋平 神戸製鋼所 与田利花 TSLソリューションズ 鈴木清一
オックスフォード・インストゥルメンツ 森田博文 中部電力 小林大輔 労働安全衛生総合研究所 山際謙太
日鉄住金テクノロジー 西岡智也 大同分析リサーチ 前川雄哉 IHI検査計測 田中丸天兵 キグチテクニクス 永島光
湘南工科大学 大谷俊博 Materials Characterization
An application of FEM in the determination of tensile properties for work hardened carbon steel by means of small punch test
タイ原子力庁 Soratos Tantideeravit 技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 Result in Materials
Heat transfer coefficient suitable for thermal fatigue assessment at a mixing tee 技術システム研究所 准主任研究員 三好弘二
主席研究員 釜谷昌幸 副主任研究員 歌野原陽一 センター長 中村晶 Nuclear Engineering and Design
Fatigue damage management according to performance based maintenance (PBM) concept
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 Journal of Pressure Vessel Technology

原子力発電所のプラント・ライフ・マネジメントの実効性向上における知識基盤に関する研究
技術システム研究所 上席研究員 田中秀夫 東京大学 関村直人 日本原子力学会和文論文誌
Prediction Method of Condensation Heat Transfer from Steam-Air Mixture for CFD Application
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 主任研究員 歌野原陽一 神戸大学 細川茂雄(現関西大学) 冨山明男 混相流
鉛直管上端フラッディングでの流動特性に対する上部タンク水位の影響 技術システム研究所 主任研究員 高木俊弥
主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 合田頼人 栗本遼 林公祐 冨山明男 混相流
鉛直管内でのフラッディング状態における管内流動特性 技術システム研究所 研究員 佐野直樹 主席研究員 村瀬道雄
神戸大学 合田頼人 林公祐 冨山明男 混相流
亀裂進展に基づく疲労寿命予測モデル(S45C炭素鋼の荷重履歴と平均応力の影響評価)
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 日本機械学会論文集
熱疲労荷重に対する簡易弾塑性補正(Ke係数)に関する一考察 技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸
三菱重工業 朝田誠治 日本機械学会論文集
日本機械学会維持規格の極限荷重評価に対する有限要素解析の適用方法 技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸
テプコシステムズ 町田秀夫 三菱重工業 北条公伸 日本機械学会論文集
地震荷重に対する疲労損傷評価における塑性ひずみの影響(Ke係数に代わるKs係数の提案)
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 日本機械学会論文集
熱疲労における亀甲状亀裂の発生要因と強度に及ぼす影響 技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 日本機械学会論文集
Characterization of hardening behavior of carbon steels at low temperature irradiations
技術システム研究所 副主任研究員 三浦照光 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
原子力環境整備促進・資金管理センター 川久保政洋(元)INSS Journal of Nuclear Materials
Irradiation hardening of SUS steel model alloy after Fe ion irradiation and post-irradiation annealing treatment
福井大学 福元謙一 馬渕貴魁彰 京都大学 藪内聖皓 技術システム研究所 主席研究員 藤井克彦
Journal of Nuclear Materials
Application of SBF Test to Fatigue Damage Assessment of Type 316 Steel 鹿児島大学 駒崎慎一 江上弘輔
神戸工業試験場 日坂知明 新田明人 技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸
Materials Performance and Characterization
2022 Void fraction and interfacial friction in vertical circular pipes with the square top end under flooding conditions
技術システム研究所 主任研究員 高木俊弥 主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 林公祐 冨山明男 Nuclear Technology

Numerical study on the mechanism of entrained penetration into T-junction branch lines
技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一 准主任研究員 三好弘二 International journal of heat and fluid flow55

56

研 究業績
研究論文、技術報告［ 学会誌・学術誌 ］［ 単行本 ］

技術システム研究所

社会システム研究所

2022 Prediction method for condensation heat transfer in the presence of non-condensable gas for CFD applications
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 主任研究員 歌野原陽一 神戸大学 冨山明男
Nuclear Engineering and Radiation Science2013 社会技術システムの安全分析−FRAMガイドブック 著 エリック・ホルナゲル 監訳 早稲田大学 小松原明哲
訳 東京工業大学 氏田博士 東京大学 菅野太郎 電子航法研究所 狩川大輔 慶應義塾大学 中西美和
社会システム研究所 副主任研究員 松井裕子 海文堂出版

炉水環境中における疲労き裂の発生・成長挙動に及ぼす温度の影響 大阪大学 三澤樹 北田孝典 中村隆夫 竹田敏
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 保全学

2014 社会調査事典 第Ⅱ部 2．
調査の方法 ⑭パネル調査 ⑮クロスセクショナル調査と継時的調査
社会システム研究所 主任研究員 北田淳子 社会調査事典 編 社会調査協会 丸善出版

Fatigue life assessment for variable strain in a mixing tee by use of effective strain range
技術システム研究所 副主任研究員 三好弘二 主席研究員 釜谷昌幸 Journal of Pressure Vessel Technology

2015 Safety-Ⅰ& Safety-Ⅱ−安全マネジメントの過去と未来 著 エリック・ホルナゲル 監訳 テムス研究所 北村正晴
早稲田大学 小松原明哲 訳 電子航法研究所 狩川大輔 東京大学 菅野太郎 東北大学 高橋信 日本大学 鳥居塚崇
慶應義塾大学 中西美和 社会システム研究所 副主任研究員 松井裕子 海文堂出版

Micro-mechanical investigation about degradation of grain boundary cohesive strength of neutron-irradiated stainless steels
技術システム研究所 副主任研究員 三浦照光 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本核燃料開発 瀬戸仁史
Journal of Nuclear Science and Technology
機械学習を用いた加圧水型原子炉の冷却材喪失事故時の漏洩口径予測手法の開発(Development of a Machine Learning Method topredict the Break Diameter during PWR Loss-of-Coolant Accident) 技術システム研究所 主席研究員 中村晶
准主任研究員 楠木貴世志 日本原子力学会和文論文誌

2019 Safety-Ⅱの実践 レジリエンスポテンシャルを強化する 著 エリック・ホルナゲル 監訳者 テムス研究所 北村正晴
早稲田大学 小松原明哲 訳 東北大学 狩川大輔 高橋信 東京大学 菅野太郎 慶應義塾大学 中西美和
社会システム研究所 副主任研究員 松井裕子 海文堂出版
安全文化をつくる 新たな行動の実践 編 社会システム研究所 監修 大原記念労働科学研究所 飯田裕康
日本電気協会新聞部

飽和蒸気と空気の混合気体の流れにおける温度と蒸気質量分率の分布 技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄
主任研究員 歌野原陽一 神戸大学 細川茂雄(現関西大学) 冨山明男 混相流

持続可能な社会に必要な資質・能力を育む エネルギー環境教育 編 京都教育大学 山下宏文
著 エネルギー環境教育関西ワークショップ事務局 社会システム研究所 国土社

Evaluation of temperature and flow area variations through the fuel degradation and relocation of the SFD test 1-4
技術システム研究所 主席研究員 西田浩二 研究員 佐野直樹 准主任研究員 楠木貴世志 主席研究員 村瀬道雄
Nuclear Engineering and Design

成功事例／組織事故における良好事例の分析と教訓の導出 社会システム研究所 主席研究員 作田博
ヒューマンエラーの発生要因と削減・再発防止策 技術情報協会

Dimensionless profiles of temperature and steam mass fraction in flows of steam-air mixture on a flat plate
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 客員研究員 鈴木智教 主任研究員 歌野原陽一 主任研究員 高木俊弥
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science
Validation of pressure scaling and uncertainty quantification in drift-flux correlation for rod bundles to improve
thermal-hydraulic system code performance for nuclear reactor accident analyses
技術システム研究所 副主任研究員 木下郁男 香港城市大学 Takashi Hibiki Nuclear Engineering Design

第3章 ストレスの発生するメカニズム 第2節 繁忙感とメンタルワークロードとの関係 社会システム研究所 副主任研究員 彦野賢
技術情報協会2020 安全文化をつくる 新たな行動の実践 韓国語翻訳版 編著 社会システム研究所 監修 大原記念労働科学研究所 飯田裕康
訳者 Institute of Resilient systems 洪性鉱 日本電気協会新聞部
2022 セーフティ・アナーキスト−現場の知恵と創造力を活かす− 原著 シドニー・デッカー 訳 元日立製作所 清川和宏
社会システム研究所 主席研究員 作田博 東京電力 古濱寛 海文堂出版

技術システム研究所［ 一般誌 ］
社会システム研究所
2012 組織における繁忙感の要因とコントロール 労働科学研究所
月刊ナースマネジャー

原子力発電世論の力学−リスク・価値観・効率性のせめぎ合い 社会システム研究所 主席研究員 北田淳子 大阪大学出版会

余村朋樹

社会システム研究所

副主任研究員 彦野賢2017 【採録】第52回電気関係事業安全セミナー 研究討論 いま求められる現場力とは−しなやかで強い現場力を培うために−
社会システム研究所 副所長 金山正樹 ほか 月刊電気現場※2017年7月25日、東京・一ツ橋ホールで行われた「第52回電気関係事業安全セミナー」
における研究討論の採録記事

2012 Recent Advances in Seismic Response Analysis of Cylindrical Liquid Storage Tanks
技術システム研究所 主任研究員 前川晃
Earthquake-Resistant Structures-Design, Assessment and Rehabilitation InTech出版
2014 Crack growth monitoring by strain measurements 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
Progress of Nuclear Safety for Symbiosis and Sustainability Springer Japan 2014
Chapter 8. Irradiation simulation techniques for the study of reactor pressure vessel (RPV) embrittlement
技術システム研究所 主席研究員 福谷耕司
Irradiation Embrittlement of Reactor Pressure Vessels (RPVs) in Nuclear Power Plants ELSEVIER

技術システム研究所
2013 3.10章 PFMとPRAの連携（電子書籍の分担執筆） 技術システム研究所
リスク活用のための確率論的破壊力学技術−基礎と応用−

副主任研究員 前川晃

2016 特集 プラントの長期利用への取り組み 原子力プラントの長期利用の実態
Energy Review

技術システム研究所

関西電力 野田満靖（元）INSS

副所長 田中秀夫

2019 解説記事 IAEAでの知識データベース(IGALL)について2014年解説記事の続編
技術システム研究所 副所長 田中秀夫 保全学

副所長 田中秀夫

社会システム研究所
2012 精神的負担を下げるための方策に関する実験的検討(業務指示方法)
2）
彦野賢・篠原一光1）
・内藤宏1）
・余村朋樹2） 1）大阪大学大学院、
労働科学研究所2018 送受信分割型フェーズドアレイ探触子を用いたニッケル基合金溶接部における超音波探傷技術
非破壊検査 遠藤賢 北阪純一 技術システム研究所 主任研究員 石田仁志 超音波テクノ
原子力発電所の長期運転−日本の高経年化対策と世界のLTO− 技術システム研究所［ INSS JOURNAL ］

電気評論10月号

組織の安全文化（安全風土）
評価・測定の手法に関する試論 竹内みちる
作業者の安全意識・行動様式に影響を与える「状況」の検討−作業安全のためのマネジメント視点の抽出−
2）
前田典幸・高城美穂・飯田裕康1）・岩崎真理2）
・森田瑞穂2） 1）労働科学研究所、
インタークエストエネルギー環境教育用絵本教材の開発 堤端一徳・橋場隆・榊原典子1）・平野江美2）
・岡本洋子3）1）2）
3）京都教育大学、
元京都教育大学附属京都小中学校／現宇治市立宇治小学校・黄檗中学校、
京都市立洛央小学校
2013 要因分析において効果的な対策を導出するための視点の検討 高城美穂・前田典幸・飯田裕康1） 1）労働科学研究所
福島第一原子力発電所の事故の要因ならびに原子力発電所の安全対策に関する人々の認識−関西地域における質問紙調査−
酒井幸美・後藤学

57

58

研究業績
研究論文、技術報告［ INSS JOURNAL ］
社会システム研究所

2019 事例分析を中心としたヒューマンファクター研修の設計と試行 松井裕子・金山正樹１） １）（元）
INSS／現原子力安全推進協会

2013 放射線教育の現状と放射線に関する意識調査 村井健志
東京電力福島第一原子力発電所事故調査報告書の分析による電気事業者におけるヒューマンファクター面での検討課題の導出
作田博・竹内みちる
2014 安全風土調査の充実に関する検討−海外の安全文化の視点を参考として− 福井宏和
電話受付業務における情報セキュリティ事故低減のための自己評価システムの開発と改良 松井裕子
人々の電源選択に関する意識の現状−福島第一原子力発電所事故から2年半後− 北田淳子
原子力に関する情報の様々な人々の受け止め方に関する調査 丸田勝彦
福井の子どもたちの理科や科学に対する考え方の変容 大磯眞一・太田尚1） 1）関西電力
2015 自由回答を用いた組織内コミュニケーションの分析 工藤直志
原子力発電所の再稼動と廃止措置に関する人々の認識 後藤学・酒井幸美1） 1）（元）INSS
再稼働への賛否と原子力発電についての認識−2014年のINSS継続調査から 北田淳子
2016 車両運転における要注意運転傾向に関する質問紙調査 松井裕子・池田利夫1） 1）関西電力
放射線の情報に対する人々の受け止め方 幸前秀治

職場コミュニケーション活性化の試みの成果と課題 後藤学・金山正樹１）
・河合学・藤野秀則2）
2）（元）INSS／現原子力安全推進協会、
福井県立大学１）

教育現場におけるエネルギー環境教育の認知度及び実践状況に関するアンケート調査 近田昇
福島第一発電所事故後の原子力発電に対する海外世論の動向（4） 大磯眞一
2020 原子力発電所における安全文化の自己評価方策の検討情報収集のための質問紙の試作
高城美穂・余村朋樹１）・前田典幸１）
・井上枝一郎１） １）大原記念労働科学研究所
組織内の階層性とワークモチベーション 藤田智博
安全に関する質問紙調査に基づく原子力発電所の特徴と調査への影響について 福井宏和
トピックモデルによるアンケート自由記述回答の潜在意味解析 西田豊
原子力産業に従事する組織成員意識の変化に関する探索的検討 河合学
温暖化対策として原子力発電の受容が高まらない要因 北田淳子
原子力発電所の安全対策に対する人々の受け止め 幸前秀治
エネルギー問題に関する中間層の受け止めとペルソナの提案 夛田幹宏
美浜町小中学校エネルギー環境教育質問紙調査結果とその応用 大磯眞一

放射線に関する意識動向とコミュニケーション方策 大磯眞一
政府事故調聴取記録からのノンテクニカルスキル教訓の抽出 彦野賢・作田博・松井裕子・後藤学・金山正樹（1）「たいかん訓練」の開発と試行− 彦野賢・松井裕子・金山正樹
2017 ノンテクニカルスキルに着目した緊急時対応訓練の開発−
ノンテクニカルスキルに着目した緊急時対応訓練の開発−（2）
ノンテクニカルスキルの抽出−
松井裕子・彦野賢・岩崎真理1）
・森田瑞穂1） 1）インタークエスト
安全確認を抑制するメカニズム−知識・技能への自信に注目して− 藤田智博
日常業務の記述による安全文化向上に向けた検討 高城美穂・前田典幸・飯田裕康1） 1）大原記念労働科学研究所
原子力防災の情報に対する人々の受け止め方 幸前秀治
安全風土と安全文化−概念、
測定と理論、醸成について− 西田豊
福島第一発電所事故後の原子力発電に対する海外世論の動向（3） 大磯眞一
2018 職場風土改善のための方策に関する研究−コミュニケーションコーナー設置の試み−
後藤学・金山正樹・河合学・藤野秀則1） 1）福井県立大学

潜在リスク気付き支援研修の試行と展望 作田博・北村正晴１） １）テムス研究所
ノンテクニカルスキルに着目した緊急時対応訓練の開発−（5）
たいかん訓練ガイドブックの作成−
彦野賢・松井裕子・岩崎真理１）
・森田瑞穂１） １）インタークエスト
変圧器外観点検における技能の把握の試み−熟練者と若手の注視行動の比較を通じて− 松井裕子・彦野賢・芥川卓巳１）
関西電力

１）

新型コロナウイルス感染症流行下でのテレワークの実態に関する調査動向 後藤学・濵野和佳
母と子のための放射線学習絵本の制作と多言語展開プロジェクト 高木利恵子・大磯眞一
美浜町エネルギー環境教育体験館「きいぱす」と「観光」
をつなぐゲートウェイ施設の検討ワークショップに関する報告−地元と協調した施設と地域の活性化の検討− 西野加奈江・近田昇１）
・大磯眞一・高木利恵子 １）かんでんエンジニアリング
エネルギー・環境問題の視点を取り入れた授業実践事例について（2019年度エネルギー環境教育関西ワークショップ報告）近田昇１） １）かんでんエンジニアリング
2021 身近な緊急事態への対応と個人特性との関係 松井裕子

原子力産業の安全風土調査へのマルチレベル分析の適用 藤田智博

安全志向的モチベーションと安全風土の関連についての考察 河合学

スパース判別分析による属性別安全風土の特徴抽出 西田豊

自由記述回答の評価極性と安全文化醸成の関連 西田豊

ノンテクニカルスキルに着目した緊急時対応訓練の開発（3）−「たいかん訓練」
における評価に向けた課題−
彦野賢・松井裕子・金山正樹・吉元怜毅1）・冨士岡加純1） 1）三菱総合研究所

脱炭素化に向けた原子力発電による石炭火力発電代替の受容性 北田淳子

原子力発電に係る情報提供方法に関する一考察 古寺良臣

1）

関西電力

1）

2017年度美浜町小中学校エネルギー環境教育質問紙調査結果 大磯眞一
「安全」
−自由記述の活用− 藤田智博
2019 テキストデータが映し出す
2010年代の原子力産業従事者の仕事への意識−世代差に着目して− 藤田智博
項目反応理論による安全風土調査の項目分析 西田豊

使用済燃料の中間貯蔵施設に対する人々の受け止め 原吉平１） １）若狭湾エネルギー研究センター
使用済燃料の中間貯蔵施設に関する世論調査結果 幸前秀治１） １）関西電力送配電
エネルギー問題関連冊子の印象に残るクリエイティブ−中間層4分類の視点− 夛田幹宏
ルール逸脱防止のための職場討議用事例集の作成 彦野賢・作田博
潜在リスク気付き支援研修における発想の転換を促すための工夫の検討 作田博・北村正晴１） １）テムス研究所

2）
安全文化に係る考え方の枠組みの検討 高城美穂・前田典幸1）・飯田裕康2） 1）原子力安全推進協会、
大原記念労働科学研究所

原子力発電所における安全文化の自己評価方策の検討（2）
情報収集のための質問紙調査の試行
高城美穂・余村朋樹１）・前田典幸１）
・井上枝一郎１） １）大原記念労働科学研究所

原子力発電に関する情報提供における際の留意点について 夛田幹宏

コロナ禍においてテレワークはどれだけ浸透したのか？ 後藤学・濵野和佳

原子力発電所の40年以降の運転に対する人々の受け止め 幸前秀治

コロナ禍におけるオンラインコミュニケーションツールの利用状況と利用者の受け止め 濵野和佳・後藤学

エネルギー環境教育に関する面談における教員発言内容の分析−アンケート結果に基づく学校訪問活動より−
西野加奈江・近田昇・大磯眞一

エネルギー環境教育関西ワークショップ研究会活動へのオンラインミーティングシステムの導入 西野加奈江・中川幸二

ノンテクニカルスキルに着目した緊急時対応訓練の開発−（4）「たいかん訓練（英語名：ECOTEC）」
実践報告−
彦野賢・松井裕子・金山正樹1） 1）（元）
INSS／現原子力安全推進協会

エネルギー環境教育を指向する自由研究のテーマとその内容 小鍜治優１）
・大磯眞一

きいぱす

１）

放射線および原子力防災学習モデルの作成と実践 大磯眞一

RAGを活用した潜在リスクの気付き支援に関する試行 作田博・北村正晴１） １）テムス研究所

59

60

研究業績
研究論文、技術報告［ INSS JOURNAL ］
社会システム研究所
2022 原因分析手法ATOPの概要と実践 高城美穂・前田典幸1)2012 平成23年度関西電力原子力総合防災訓練のプラント事象進展シナリオ解析2）
米本幸弘・川崎郁夫・建部恭成1）・吉田至孝・南則敏2） 1）(元)INSS／現シー・エス・エー・ジャパン、
関西電力

大原記念労働科学研究所

1)2013 直管の閉塞分岐配管への侵入深さに対する配管形状の影響 中村晶・三好弘二・竹中信幸1）

組織における情報伝達と上司への信頼との関係について 福井宏和

T字配管部の熱疲労評価手法高度化に向けた管壁温度特性の解明

リソースと安全文化の関係性に関する考察 河合学

配管表面ひずみを用いた管内圧力脈動の測定方法の考察(元)INSS／現関西電力、2）コベルコ科研

原子力発電所の安全風土が事故件数に与える影響：一般化線形混合モデルによる検討 寺口司

1）

電力需要家の変化の探索：コロナ禍での生活の変化にかかわる自由記述 藤田智博

三好弘二・中村晶・歌野原陽一

前川晃・辻峰史1）
・高橋常夫・加藤稔2）

エネルギー問題におけるリスク・コミュニケーション−共に考える姿勢が示されることの意味（予備調査）− 夛田幹宏定ピッチスパン法による簡易配管設計のための新手法提案−オーバーハング手法と理論解に基づいた許容支持間隔−
前川晃・高橋常夫・鈴木道明1）
・大厩徹2） 1）(元)INSS／現川崎重工業、2）(元)INSS／現関西電力

エネルギー問題におけるリスク・コミュニケーション−情報の両面提示の明示の差異（予備調査）− 夛田幹宏支持構造物の降伏後変形強度が配管系地震応答に与える影響

中間貯蔵施設の受け止めにかかるインタビュー調査 後藤学・中川幸二・北田淳子・高木俊弥

非接触型変位計を用いた小口径配管の振動応力測定方法の開発(第5報)−分岐配管を用いた振動実験による精度確認−辻峰史1）
・前川晃・高橋常夫 1）(元)INSS／現関西電力

1)

技術システム研究所

1)

新型コロナ感染症流行下でのテレワークの実態に関する調査動向（2）−テレワークからハイブリッドワークへ− 後藤学・濵野和佳
テレワークでの課題は改善されたのか？ 濵野和佳・後藤学

高橋常夫・前川晃

ニッケル基合金の発生域き裂進展速度に及ぼす冷間加工の影響

福村卓也・戸塚信夫

アトムプローブによるPWR原子炉容器監視試験片のミクロ組織分析

福島第一発電所事故後の原子力発電に対する海外世論の動向（5） 大磯眞一
学校現場におけるエネルギー環境教育の実践に関するアンケート調査の結果 西野加奈江・大磯眞一・中川幸二・高木利恵子
原子力業界におけるジェンダーバランスへの挑戦 高木利恵子

照射ステンレス鋼の粒界破壊に及ぼすHe影響の検討

藤井克彦・福谷耕司

三浦照光・藤井克彦・福谷耕司

冷間加工炭素鋼の高温水中応力腐食割れに及ぼすキャビティ生成の役割−その1：き裂進展試験からの検討−
青木政徳・山田卓陽・宮本友樹・有岡孝司

技術システム研究所

冷間加工炭素鋼の高温水中応力腐食割れに及ぼすキャビティ生成の役割−その2：き裂発生試験からの検討−
山田卓陽・青木政徳・宮本友樹・有岡孝司

2012 数値計算による閉じられた直管の分岐配管への侵入深さの評価 中村晶・三好弘二・竹中信幸1） 1）神戸大学

き裂成長予測による低サイクル疲労の損傷評価（繰返し熱応力下での疲労寿命） 釜谷昌幸

溶接残留応力解析の米国 NRC 国際ラウンドロビンへの参加−PWSCC防止プログラムにおける応力解析と検証−
前川晃・芹澤久1）
・村川英一1） 1）大阪大学
流れ加速型腐食に及ぼす局所流動状況の影響−配管要素組み合わせにおける腐食速度− 長屋行則・歌野原陽一・中村晶・村瀬道雄
非接触型変位計を用いた小口径配管の振動応力測定方法の開発(第4報)−実機適用に向けた改良− 辻峰史・高橋常夫・前川晃
ニッケル基合金の低温での破壊靭性の低下について 福村卓也・戸塚信夫
実機供用2相ステンレス鋳鋼の熱時効評価 山田卓陽・藤井克彦・青木政徳・有岡孝司
ステンレス鋼の溶接熱影響部での応力腐食割れ（SCC）挙動の検討−溶接線からの距離による影響−
青木政徳・寺地巧・山田卓陽・有岡孝司
PWR一次系模擬水中で形成した照射ステンレス鋼の酸化皮膜分析
西岡弘雅・福谷耕司・藤井克彦・橘内裕寿1） 1）日本核燃料開発
2相ステンレス鋼の照射効果

き裂成長予測による低サイクル疲労の損傷評価（成長予測モデルの構築とその適用例） 釜谷昌幸・川久保政洋
レーザー超音波可視化装置による配管内面き裂の効率的超音波探傷法
1）
元産業技術総合研究所／現つくばテクノロジー、2）非破壊検査

黒住保夫・高坪純治1）・江淵高弘2）

フェーズドアレイ非対称ビームTOFD超音波探傷法によるNi基合金溶接部SCCの測定
石田仁志・北阪純一1）
・遠藤賢1） 1）非破壊検査
3次元画像相関法による溶接部における不均一強度分布の測定 川久保政洋・釜谷昌幸
三上雅生

非常用ディーゼル発電機のコンピュータシミュレーションによる過渡性能評価
米国発電所で実施されている安全文化醸成に資する諸活動についての分析

嶋田善夫

一木邦康

ステンレス鋼の疲労強度に及ぼす平均応力の影響 釜谷昌幸・川久保政洋1）1）(元)INSS／現原子力環境整備促進・資金管理センター
原子力発電所の非常用所内電源系統の外部電源変圧器の一相欠相時のEMTPによる応答解析嶋田善夫

原子力防災用放出放射能量迅速予測技術の開発−BWRプラントの放出放射能量比較計算− 吉田至孝
シビアアクシデント時 発電所内被ばく線量評価技術の開発と適用〜アクシデントマネジメントガイドライン知識ベースの整備〜
川崎郁夫・吉田至孝

2014 一次系実機配管に対する残留応力の現場測定法の提案

MHI原子力エンジニアリング

1）

平成23年度福井県原子力防災訓練のプラント事象進展シナリオ解析 川崎郁夫・吉田至孝・建部恭成1）・藤井敬治2）
・根岸孝行3）
1）(元)INSS／現シー・エス・エー・ジャパン、2）日本原子力発電、3）原電情報システム

前川晃・高橋茂1）
・藤原昌晴2）(元)INSS、2）神戸工業試験場

1）

サポート付配管系の耐震性評価手法に関する研究（弾性振動試験における共振振動数および応答低減に対する入力加速度の影響）
高橋常夫・前川晃
T字配管部の流体温度ゆらぎによる熱応力特性の解明

三好弘二・中村晶・歌野原陽一

流れ加速型腐食に及ぼす局所流動状況の影響−エルボ管における減肉速度の計測− 釜堀孝一・歌野原陽一・中村晶・村瀬道雄
アトムプローブによる中性子照射ステンレス鋼のミクロ組織分析

藤井克彦・福谷耕司

照射ステンレス鋼の粒界破壊に及ぼすHe影響の検討（その2）−照射誘起偏析との重畳効果−
三浦照光・藤井克彦・西岡弘雅・福谷耕司
冷間加工690合金の高温水中き裂進展挙動−試験温度、溶存水素、粒界炭化物、粒界組成の影響−
山田卓陽・青木政徳・宮本友樹・有岡孝司
ステンレス鋼のSCC発生・進展遷移条件の検討

吉田至孝

運転時における原子炉格納容器の温度分布評価
歌野原陽一・村瀬道雄・柳千裕・増井章裕1）
・猪股亮1）
・神谷祐二1）

西川嘉人・石田仁志・黒住保夫1）

小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用〜破断口感度解析〜
鳥毛俊秀・木下郁男・山田実1） 1）MHI原子力エンジニアリング

超微小引張試験による中性子照射ステンレス鋼の粒界破壊特性の評価
三浦照光・藤井克彦・西岡弘雅・福谷耕司・橘内裕寿1） 1）日本核燃料開発

福島第一原子力発電所事故の推定解析

鋳造ステンレス鋼配管溶接部における軸方向き裂の大型探触子による検出性評価(元)INSS／ 現原子力エンジニアリング

小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用〜総合効果試験解析〜
木下郁男・鳥毛俊秀・村瀬道雄・吉田至孝・中村秀夫1）・竹田武司1） 1）日本原子力研究開発機構

藤井克彦・福谷耕司

簡易型AE法によるすべり軸受診断システムの開発

フェーズドアレイ非対称ビームTOFD超音波探傷法によるNi基合金溶接部SCCの測定（第2報）−曲率のある欠陥開口面および非開口面測定への適用− 石田仁志・遠藤賢1）
・北阪純一1） 1）非破壊検査
1）

支持構造物の塑性変形を考慮した配管系地震応答 高橋常夫・前川晃

61

神戸大学

1）

実機模擬690合金のPWSCCき裂進展速度

青木政徳・山田卓陽・宮本友樹・有岡孝司

福村卓也・戸塚信夫

鋳造ステンレス鋼配管溶接部における軸方向き裂の大型探触子による深さサイジング性評価

西川嘉人

一様伸び限界以降を含む応力・ひずみ曲線の取得方法（ステンレス鋼に対する実験法（IFD法）と簡易推定法（K-fit法）
の適用性）
釜谷昌幸

62

研 究業績
研究論文、技術報告［ INSS JOURNAL ］
技術システム研究所

2017 低サイクル疲労におけるき裂成長予測方法

2014 原子力発電所の非常用所内電源系統の外部電源変圧器の一相欠相時のEMTPによる応答解析（昨年の続報-1） 嶋田善夫
シビアアクシデント演習ツールの開発と適用 川崎郁夫・吉田至孝・岩崎良人1）

関西電力

1）

PWR主蒸気管破断事故の現実的解析と裕度評価 柳千裕・安藤伸裕 ・馬場巌 ・志水孝司
1）
2）
シー・エス・エー・ジャパン、
原子力エンジニアリング
1）

2）

2）

小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用〜被覆管酸化、崩壊熱、被覆管変形および伝熱管凝縮に係るRELAP5モデルの不確かさの定量化〜 鳥毛俊秀・木下郁男・山田実1） 1）MHI原子力エンジニアリング
2015 下向き閉塞分岐配管に生じる流動挙動に関する研究（分岐管形状が流動挙動に与える影響）
三好弘二・中村晶・竹中信幸1） 1）神戸大学
中性子照射を受けた原子炉容器炉内構造物の構造健全性（ステンレス鋼構造物の冷間加工による破壊強度変化）
2）
釜谷昌幸・北條智博1）
・望月正人2） 1）原子力規制庁、
大阪大学※日本機械学会論文集, Vol. 89, No.817（2014）（DOI: 10.1299/transjsme.2014smm0252）
より転載
T字合流配管の温度ゆらぎ現象の数値解析−その3：上流境界条件が温度変動におよぼす影響−
歌野原陽一・中村晶・三好弘二・笠原直人1） 1）東京大学大学院
長時間熱時効と中性子照射されたステンレス鋼溶接金属のアトムプローブ分析

藤井克彦・福谷耕司

690合金冷間加工材のPWSCCに及ぼす水素ガスの影響

寺地巧・山田卓陽・岡本マキエ・有岡孝司

SUS630の高温水中のSCC進展挙動 山田卓陽・寺地巧・岡本マキエ・有岡孝司
原子炉容器鋼の照射脆化に対する個別元素の影響

藤井克彦・福谷耕司

超微小引張試験による中性子照射ステンレス鋼の粒界破壊特性の評価−バッフルフォーマボルト材とフラックスシンブルチューブ材の比較−
三浦照光・藤井克彦・福谷耕司
PWR一次系水模擬環境における中性子照射ステンレス鋼の粒界酸化の照射量依存性
福村卓也・三浦照光・藤井克彦・福谷耕司・橘内裕寿1） 1）日本核燃料開発
米国原子力発電所の運転ライセンス更新に関する分析
米国原子力発電所におけるポンプの不具合発生傾向

永山統啓
徳久聡

運用上の介入レベルに基づく被ばく線量計算手法の検討−OIL6用飲食物摂取量の評価− 吉田至孝・高橋俊佑1）

円管での蒸気・空気混合気体の凝縮と温度分布の数値シミュレーション
歌野原陽一・山本泰功1）・村瀬道雄・森勝也2）
・細川茂雄2）
・冨山明男2） 1）(元)INSS／現北海道大学、2）神戸大学

PWR一次系模擬水中でのイオン照射したステンレス鋼の腐食挙動

水平に近い円管における気液対向流制限 村瀬道雄・木下郁男・歌野原陽一・楠木貴世志・冨山明男1）

三浦照光・藤井克彦・西岡弘雅・福谷耕司

690合金のSCC進展に及ぼす粒界キャビティの影響

寺地巧・宮本友樹・福村卓也・戸塚信夫・山田卓陽・有岡孝司

熱起電力による低合金鋼の照射劣化評価の可能性の検討

永峯和彦・上坊寺克郎

原子力発電所の非常用所内電源系統の外部電源変圧器の一相欠相時のEMTPによる応答解析（一昨年の続報）−米国電力研究所（EPRI）の変圧器の欠相検出方法に係る検証− 嶋田善夫
米国原子力発電所における電動弁駆動装置の不具合発生傾向

蒸気発生器の伝熱管下端における気液対向流制限に関する研究のレビュー 楠木貴世志・村瀬道雄・冨山明男1）

三浦照光・藤井克彦・福谷耕司
徳久聡

ATWS 事象のRELAP5-3Dによる解析 柳千裕・安藤伸裕 ・馬場巌2）
・児玉茂雄2）2）
シー・エス・エー・ジャパン、
原子力エンジニアリング
１）

小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用〜安全評価パラメータに及ぼすモデル不確かさの影響評価〜
鳥毛俊秀・木下郁男・山田実1） 1）MHI原子力エンジニアリング
2016 弾塑性有限要素解析によるき裂を有する構造物の耐荷重評価（ステンレス鋼平板および管の耐荷重予測方法の検討） 釜谷昌幸

１）

実力基準保全による検査頻度の合理化（確率論的破壊力学による機器破損確率への影響評価） 釜谷昌幸
T字配管合流部における壁面温度変動の数値シミュレーション 歌野原陽一・三好弘二・中村晶

流れ加速型腐食に及ぼす局所流動状況の影響−エルボ管における減肉速度と上流オリフィスによる組み合わせ効果−
歌野原陽一・釜堀孝一1）・中村晶・村瀬道雄 1）（元）INSS／現関西電力

オーステナイト系ステンレス鋼溶接金属のミクロ組織への熱時効と照射の影響

下向き閉塞分岐配管に生じる流動挙動に関する研究（分岐管内流速分布特性の検討）
三好弘二・中村晶・竹中信幸1） 1）神戸大学

海外及び国内で発生した原子力発電所のトラブル原因の分析

SSRT試験による690合金冷間加工材のPWSCC 発生条件に関する検討
中性子照射ステンレス鋼の溶質原子クラスタ形成

神戸大学

1）

統計的安全評価の歴史的経緯と手法概観 鳥毛俊秀・木下郁男・山田実１）
１）
MHIニュークリアシステムズ・ソリューションエンジニアリング
米国原子力発電所における熱交換器本体の不具合発生傾向

平成26年度福井県原子力防災訓練のプラント事象進展シナリオ解析
川崎郁夫・吉田至孝・山本泰功・岩城隆則1） 1）関西電力

神戸大学

1）

炉心内相間摩擦に係るRELAP5モデルの不確かさの定量化
木下郁男・鳥毛俊秀・山田実1） 1）MHIニュークリアシステムズ・ソリューションエンジニアリング2018 中性子照射ステンレス鋼の粒界酸化部の破壊特性の評価

徳久聡

関西電力

1）

平成28年度福井県原子力防災訓練のプラント事象進展シナリオ解析・中村晶・高橋俊佑2）
・竪田泰浩2） 1）(元)INSS／現北海道大学、2）関西電力
川崎郁夫・山本泰功1）

PWR一次系模擬水中における照射ステンレス鋼の腐食挙動その2
福村卓也・福谷耕司・藤井克彦・三浦照光・橘内裕寿1） 1）日本核燃料開発
ステンレス鋼とNi基溶接金属異材溶接部の高温水中SCC進展挙動 山田卓陽・寺地巧・宮本友樹・有岡孝司

寺地巧・山田卓陽・宮本友樹・戸塚信夫・有岡孝司

藤井克彦・福谷耕司

藤井克彦・福谷耕司

SUS630の高温水中のSCC進展挙動（第2報）−熱時効，温度，応力の影響− 山田卓陽・寺地巧・岡本マキエ・有岡孝司
小松輝雄・三木秀夫・安藤弘

運用上の介入レベルに基づく被ばく線量計算手法の検討−OIL1、2用再浮遊係数の評価− 吉田至孝・高橋俊佑１） １）関西電力
シビアアクシデント演習ツールの改良 川崎郁夫・中村晶・高橋俊佑１） １）関西電力

3dpa中性子照射ステンレス鋼の高温水中における粒界酸化
福村卓也・三浦照光・藤井克彦・福谷耕司・橘内裕寿1） 1）日本核燃料開発

T字配管の高低温水合流部における流体・構造熱連成数値シミュレーション手法の検証用データ 三好弘二・中村晶・歌野原陽一

原子力発電所の運転経験情報分析に係る定量的評価手法の開発と活用 嶋田善夫

TT690合金のSCCに関する知見と今後の課題

米国原子力発電所におけるばね式主蒸気安全弁の不具合発生傾向

ステンレス鋳鋼超音波探傷試験システムの開発と実機適用 石田仁志

徳久聡

運用上の介入レベルに基づく被ばく線量計算手法の検討−計算式および線量換算係数等の整備−
2）吉田至孝・岩崎良人1）・山田輝之2） 1）元関西電力／現EPRクリエイト、
関西電力
ATWS事象のRELAP5（Mod.3.2）
による解析

柳千裕・冨合一夫1）

シビアアクシデント演習ツールの改良 川崎郁夫・高橋俊佑1）

シー･エス・エー･ジャパン

1）

関西電力

1）

ステンレス鋳鋼およびステンレス鋼溶接金属の高温水中応力腐食割れ挙動に及ぼす長時間熱時効の影響−これまでの研究状況と今後の課題− 山田卓陽・寺地巧・宮本友樹・有岡孝司
インデンターモジュラス（IM）法のケーブル状態監視ラウンドロビン試験結果の評価について 梶村雄作
地震後の原子炉構造部材の健全性評価法（硬度測定による塑性ひずみ検出法）
について 戸塚信夫

63

釜谷昌幸

T字合流配管の管壁温度特性の検討（上流エルボの影響） 三好弘二・中村晶

鉛直管と加圧器サージ管における気液対向流制限

村瀬道雄・楠木貴世志・西田浩二・冨山明男１） １）神戸大学

寺地巧・山田卓陽・岡本マキエ・有岡孝司

長期運転に関する知識伝承について 田中秀夫
2019 突合せ溶接継手における軸方向亀裂の進展予測手順（半円より深い亀裂や溶接境界部での停留する亀裂の進展予測） 釡谷昌幸エルボ配管における流れ加速型腐食に対する流速と温度の影響
中性子照射ステンレス鋼の硬化機構

歌野原陽一・村瀬道雄

藤井克彦・福谷耕司

非線形超音波法による照射ミクロ組織変化の評価−原子炉容器鋼の照射組織変化− 小島敦子・藤井克彦・石田仁志・川嶋紘一郎１）
１）
超音波試材料診断研究所
中性子照射ステンレス鋼の変形挙動−バッフルフォーマボルト材とフラックスシンブルチューブ材の比較−
三浦照光・藤井克彦・福谷耕司・橘内裕寿１） １）日本核燃料開発

64

研 究業績
研究論文、技術報告［ INSS JOURNAL ］
技術システム研究所
2019 PWR1次系模擬水中におけるTT690合金冷間加工材のSCC発生評価

2021 TT690合金冷間加工材の粒界キャビティ生成型による亀裂発生時間の評価
１）（元）INSS／現関西電力

寺地巧・山田卓陽・岡本マキエ・有岡孝司

ステンレス鋼溶接金属/鋳鋼の酸素添加高温水中のSCC進展挙動−水質と温度の影響− 山田卓陽・寺地巧・岡本マキエ・有岡孝司
フランスのPWR 炉内構造物の照射後ミクロ組織の分析
１）
フランス電力公社 EDF

福谷耕司・藤井克彦・Faiza Sefta１）
・Badra Allouch１）
・Cedric Pokor１）

炭素鋼の低温照射下でのミクロ組織の解析 三浦照光・藤井克彦・福谷耕司・川久保政洋１）１）（元）INSS／現原子力環境整備促進・資金管理センター
エルボテーパ部の軸方向欠陥に対する超音波探傷試験条件の検討

原子力発電所の直流電源系統の短絡事故時のEMTPによる応答解析

嶋田善夫 ・徳久聡

非破壊検査

１）

（元）INSS／現関西電力

１）

１）

平成30年度 関西電力美浜発電所原子力防災訓練のプラント事象進展シナリオ解析
川崎郁夫・高木俊弥・尾上彰１）
・池田浩之１） １）関西電力

ダイナミックPRAに関する研究のレビュー

西田浩二

2022 地震荷重に対する疲労損傷評価における塑性ひずみの影響（Ke係数に代わるKs係数の提案） 釡谷昌幸藤井克彦・福谷耕司

石田仁志・川嶋紘一郎１） １）超音波材料診断研究所

三浦照光・瀬戸仁史１）
・藤井克彦・福谷耕司

PWR1次系模擬水中におけるステライト材の腐食挙動に及ぼす溶存水素濃度と温度の影響（元）INSS／現関西電力

１）

PWR1次系模擬水中におけるTT690合金冷間加工材のSCC発生評価（第2報）−変形を許容した高応力条件下での亀裂発生挙動−
2）
寺地巧１）
・岡本マキエ2）
・山田卓陽・有岡孝司 １）（元）INSS／現関西電力、
神戸工業試験場

米国原子力発電所の異常事象報告書（LER）
に関するテキストマイニングによるデータ分析の試行（元）INSS／現原子力環境整備促進・資金管理センター

ロッドバンドルにおける気液対向流での流動特性

エルボ管テーパ部の軸方向欠陥に対する超音波探傷試験条件の検討（第2報） 市来隆一・堤田正一１）
・西川嘉人

新崎雅志１）
・山口浩司

村瀬道雄・西田浩二・高木俊弥・冨山明男１） １）神戸大学
西田浩二・佐野直樹・楠木貴世志１）・村瀬道雄

鉛直管内での落下液膜に対する壁面摩擦係数相関式の検証

SUS630の高温水中SCC挙動に及ぼす長時間熱時効の影響 山田卓陽・寺地巧１）
・岡本マキエ2）
・有岡孝司
１）（元）INSS／現関西電力、2）神戸工業試験場

笹岡孝裕１）
・山田卓陽・有岡孝司

１）

シビアアクシデント時の炉心燃料の被覆管温度挙動

照射ステンレス鋼の粒界酸化挙動 福村卓也１）
・三浦照光・藤井克彦・福谷耕司・橘内裕寿2）（元）INSS／現関西電力、2）日本核燃料開発

１）

永山統啓

三浦照光・藤井克彦・福谷耕司

村瀬道雄・歌野原陽一・細川茂雄１）・冨山明男2）照射ステンレス鋼の粒界偏析のTEM-EDS分析におけるk因子の検討
日本核燃料開発

実機ステンレス鋼溶接金属のフェライト相とオーステナイト相のミクロ組織と引張特性
2）
三浦照光・福村卓也１）・藤井克彦・福谷耕司・瀬戸仁史2） １）（元）INSS／現関西電力、
日本核燃料開発

米国原子力発電所の異常事象報告書（LER）
に関する傾向分析

鉛直管における蒸気と空気の混合気体からの凝縮伝熱
元神戸大学／現関西大学、2）神戸大学

１）

小島敦子・藤井克彦・石田仁志・川嶋紘一郎１）

徳久聡

超微小引張試験法を用いた中性子照射ステンレス鋼の粒界劣化要因の検討

PWR1次系模擬水中におけるTT690合金冷間加工材のSCC発生評価（第3報）−キャビティ生成処理後の亀裂発生挙動−
大厩徹・寺地巧１）
・山田卓陽・國谷耕平・有岡孝司 １）（元）INSS／現関西電力

藤井克彦・福谷耕司

米国原子力発電所の火災防護検査における指摘事項の傾向分析

釡谷昌幸ステンレス鋼溶接金属の酸素を含む高温水中のSCC進展挙動−熱時効、温度、水質の影響− 山田卓陽・大厩徹・國谷耕平・有岡孝司

T字配管合流部分岐管上流への逆流現象の数値シミュレーション 歌野原陽一・三好弘二・釜谷昌幸
低合金鋼の照射ミクロ組織変化と局部共振高調波強度との相関
超音波材料診断研究所

亀裂構造物評価のためのJ積分算出方法

直接接触高調波法による応力腐食割れの可視化

釜谷昌幸・中村隆夫１） １）大阪大学

T字配管合流部における熱応力変動の数値シミュレーション 三好弘二・中村晶・歌野原陽一・釜谷昌幸

１）

楠木貴世志・高木俊弥

シビアアクシデント演習ツールの改良 川崎郁夫・高木俊弥・山本治宗１）
・池田浩之１） １）関西電力

原子炉容器鋼中の溶質原子クラスタ形成に対するNiの影響

使用済燃料ピットの水温および水位の簡易評価ツール−Pit Calculator−の改良 柳千裕・村瀬道雄

原子炉容器鋼中の溶質原子クラスタ形成に対するMnの影響

統計的安全評価における代替統計モデルの適用（実機条件の不確かさ解析に対する適用性の検討） 木下郁男

地震荷重下の配管に対する疲労評価手法の提案（有効ひずみ範囲を用いた荷重履歴効果の考慮） 三好弘二・釡谷昌幸

楠木貴世志・高木俊弥・中村晶2020 疲労劣化を考慮した地震荷重に対する信頼性評価モデルの開発

笹岡孝裕・山田卓陽・有岡孝司

サポートベクターマシンを用いた加圧水型原子炉の冷却材喪失事故時の漏洩口径推定手法の開発 中村晶・楠木貴世志

１）

T字配管の高低温水合流部における流体・構造熱連成数値シミュレーション手法の検証用データ（上流エルボ有り） 三好弘二・中村晶
シビアアクシデント時の炉心燃料損傷及びリロケーションに関する知見と今後の課題

TT690合金のPWR1次系模擬水中の腐食挙動への溶存水素濃度と温度の影響

MAAPにおけるISLOCAのモデル化

市来隆一・遠藤賢１）
・堤田正一１）
・石田仁志

大厩徹・寺地巧１）
・山田卓陽・國谷耕平・有岡孝司（元）INSS／現関西電力

１）

高木俊弥・村瀬道雄

統計的安全評価における代替統計モデルの適用（Stanによる不確かさ解析のベイズ推定） 木下郁男
非破壊検査

１）

2021年度関西電力美浜発電所原子力防災訓練のプラント事象進展シナリオ解析
川崎郁夫・高木俊弥・山本治宗１）
・山崎強・池田浩之１）
・武部創１） １）関西電力
RELAPの開発状況 楠木貴世志１）
・高木俊弥・柳千裕１）・藪下幸久2）
・安藤伸裕2）（元）INSS／現関西電力、2）シー・エス・エー・ジャパン

１）

実機取替材を活用した炭素鋼の長期供用影響の確認への取組み 金島慶在・大厩徹・山田卓陽・國谷耕平・有岡孝司

統計的安全評価における代替統計モデルの適用（不確かさ解析への適用性に関する検討） 木下郁男
瓦礫等による放射線源の評価手法を反映した線量評価システムの高度化 川崎郁夫・髙木俊弥・久米恭 ・河瀬宇宙
若狭湾エネルギー研究センター、2）関西電力
１）

2）

軽水炉炉内構造物用ステンレス鋼の中性子照射データの整備

福谷耕司・藤井克彦

１）

海外における商業用原子力発電所の廃止措置の現状

新崎雅志

使用済燃料ピットの水温および水位の簡易評価ツール−Pit Calculator−の改良（その2） 柳千裕
フラッディング状態における鉛直管内での流動特性

村瀬道雄・高木俊弥・佐野直樹・合田頼人１）・林公祐１）
・冨山明男１） １）神戸大学

MAAPにおける福島第一原子力発電所事故を踏まえた発電所安全対策設備のモデル化

楠木貴世志・高木俊弥・中村晶・佐野直樹

2021 T字配管における衝突型逆流現象の数値シミュレーション 歌野原陽一・三好弘二・釜谷昌幸
T字管合流部 の熱疲労評価のための熱伝達率の解明

三好弘二・釜谷昌幸・歌野原陽一・中村晶

ステンレス鋼溶接金属のPWR1次冷却水模擬環境中の腐食特性への熱時効と照射の影響

藤井克彦・山田卓陽・國谷耕平・福谷耕司

エルボ管テーパ部の軸方向欠陥に対する超音波探傷試験条件の検討（第3報）−フェーズドアレイ探触子の最適化検討−
石田仁志・市来隆一１）
・堤田正一2） １）関西電力、2）非破壊検査
SUS630の高温水中SCC挙動に及ぼす微細組織の影響 山田卓陽・國谷耕平・大厩徹・有岡孝司

65

66

研究業績
口頭発表等
［ 査読付国際会議論文 ］
社会システム研究所

技術システム研究所

2012 Effect of combinations of background colors and letter colors and illumination conditions on readability
社会システム研究所 副主任研究員 ○松井裕子 日本色彩研究所 大内啓子
APCHI 2012：The 10th Asia Pacific Conference on Computer Human Interaction2012 Simulation of Thermal Striping at T-Junction Pipe Using LES With Smagorinsky Constants and Temperature Diffusion Schemes
技術システム研究所 リーダー ○中村晶 研究員 歌野原陽一 研究員 三好弘二 東京大学 笠原直人
CFD4NRS-4, OECD/NEA and IAEA Workshop

The relationship between the method of instructing subordinates to perform assigned job duties and the degree ofmental workload on the recipients of the instruction
社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢 大阪大学 篠原一光 内藤宏
The first International Symposium on Socially and Technically Symbiotic System (STSS2012)2017 Development of Emergency Response Training Program for On-Site Commanders
社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢 副主任研究員 松井裕子 副所長 金山正樹
2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017)(原子力発電所の進展に関する2017年国際会議)
Development of Emergency Response Training Program for On-Site Commanders 2
社会システム研究所 副主任研究員 ○松井裕子 副主任研究員 彦野賢 インタークエスト 岩崎真理2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017)(原子力発電所の進展に関する2017年国際会議)

森田瑞穂

Relationship between group performance and physical synchrony of the members in small-group discussion
社会システム研究所 副主任研究員 ○松井裕子 副主任研究員 彦野賢 大阪大学 増山昌樹 伊藤雄一
The 20st Triennial Congress of the International Ergonomics Association (IEA2018) (第20回国際人間工学会)
2021 Effect of Debriefing Session on Emergency Training 社会システム研究所 副主任研究員 〇彦野賢 主任研究員 松井裕子
The 21st Triennial Congress of the International Ergonomics Association (IEA2021) (第21回国際人間工学会)

技術システム研究所
主席研究員 ○村瀬道雄

Study on pressure pulsation in pump-piping system: acoustic interaction between pump and piping
技術システム研究所 研究員 ○辻峰史 主任研究員 前川晃 副主任研究員 高橋常夫 コベルコ科研 加藤稔
International conference on Flow-Induced Vibration
Experimental study of interaction between pressure pulsations and piping vibration コベルコ科研 ○鳥越裕一 榊原健男
小島俊介 廣岡栄子 加藤稔 技術システム研究所 研究員 辻峰史 主任研究員 前川晃 副主任研究員 高橋常夫
International conference on Flow-Induced Vibration
Seismic response reduction in piping systems using plastic deformation of pipe support structures
技術システム研究所 副主任研究員 ○高橋常夫 主任研究員 前川晃
2012 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference
Prediction of Weld Residual Stress in a PWR Pressurizer Surge Nozzle: Proposal of Fast Computational 3D Analysis Method
and Influence of Heat Source Model 技術システム研究所 主任研究員 ○前川晃 大阪大学 河原充 芹澤久 村川英一
2012 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference
Elastic-plastic fracture mechanics analysis of cast stainless steel pipes (comparison of Z-factor, two-parameter and J-T methods)
技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 三菱重工業 北条公信
2012 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference
Numerical Evaluation of Wall Temperature Measurement Methods Developed to Investigate Thermal Fatigue at T-Junction Pipe
技術システム研究所 研究員 ○三好弘二 リーダー 中村晶 神戸大学 竹中信幸
ICONE20（第20回原子力工学国際会議）
Monte Carlo Shielding Analysis of a Spent Fuel Shipping Cask: Comparison with Measurement
技術システム研究所 研究員 ○木下郁男 リーダー 吉田至孝 放射線量解析ネットワーク 植木絋太郎
12th International Conference on Radiation Shielding & 17th Topical Meeting of the Radiation Protection and Shielding
Division of the American Nuclear Society
Numerical Simulation of Counter-current Flow Limitation in a PWR Hot Leg by Using Two-Fluid Model
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 歌野原陽一 主任研究員 柳千裕 神戸大学 冨山明男
大阪大学 高田孝 山口彰 NUTHOS-9 (原子力熱流動・運転・安全に関する第9回国際会議)

67

Effects of Radiation Heat Transfer for Prediction of Water Temperature and Level in Spent Fuel Pit
技術システム研究所 主任研究員 ○柳千裕 主席研究員 村瀬道雄 関西電力 楠木貴世志
NTHAS8 (第8回原子炉熱流動と安全に関する日韓シンポジウム)
Counter-Current Flow Limitation at Lower Ends of Vertical Pipes 神戸大学 ○土井大我 藤井雄基 細川茂雄 冨山明男
技術システム研究所 研究員 川崎郁夫 主席研究員 村瀬道雄 NTHAS8 (第8回原子炉熱流動と安全に関する日韓シンポジウム)

2018 Development of behavior markers for emergency response training
社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢 副主任研究員 松井裕子 インタークエスト 岩崎真理 森田瑞穂
The 20st Triennial Congress of the International Ergonomics Association (IEA2018) (第20回国際人間工学会)

2012 Evaluation of Water Temperature and Level in a Spent Fuel Pit 技術システム研究所主任研究員 柳千裕 リーダー 吉田至孝 関西電力 岩城隆則 楠木貴世志
PSAM11&ESREL2012 (確率論的安全評価に関する国際会議)

Applicability of Interfacial Drag Correlation to High Pressures Calculating Countercurrent Flows in a PWR Hot Leg
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 歌野原陽一 主任研究員 柳千裕 大阪大学 高田孝 山口彰
神戸大学 冨山明男 NTHAS8 (第8回原子炉熱流動と安全に関する日韓シンポジウム)

Numerical simulation of temperature distribution in an operating containment vessel of a PWR plant
技術システム研究所 研究員 ○歌野原陽一 主席研究員 村瀬道雄 主任研究員 柳千裕
MHI原子力エンジニアリング 増井章裕 猪股亮 神谷祐二 NTHAS8 (第8回原子炉熱流動と安全に関する日韓シンポジウム)
2013 An Aspect for the mechanisms of primary stress corrosion cracking of Ni based alloys and austenitic stainless steels
技術システム研究所 主席研究員 ○戸塚信夫 CORROSION2013
Evaporation Heat Fluxes obtained from Spent Fuel Pools in Fukushima Daiichi
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 主任研究員 柳千裕 関西電力 楠木貴世志
確率論的安全評価に関する国際会議(PSAM2013)福島事故に関する特別会議
Countercurrent Flow Limitation in a PWR Hot Leg 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 木下郁男
研究員 歌野原陽一 ドレスデン・ロッセンドルフ研究所 Dirk Lucas 神戸大学 冨山明男 NURETH-15 (第15回原子炉熱流動国際会議)
Evaluation method of the effect of flow field on flow accelerated corrosion by steady RANS simulation
技術システム研究所 研究員 ○歌野原陽一 リーダー 中村晶 主席研究員 村瀬道雄 関西電力 長屋行則
（元）INSS
NURETH-15 (第15回原子炉熱流動国際会議)
Flow Accelerated Corrosion Downstream from an Orifice (2. Evaluation by Numerical Simulation)
技術システム研究所 研究員 ○歌野原陽一 研究員 釜堀孝一 リーダー 中村晶 主席研究員 村瀬道雄
関西電力 長屋行則（元）
INSS International Conference on Flow Accelerated Corrosion (FAC2013)
Flow Accelerated Corrosion Downstream from an Orifice (1. Measurement of Corrosion Rate)
技術システム研究所 研究員 ○釜堀孝一 研究員 歌野原陽一 リーダー 中村晶 主席研究員 村瀬道雄
関西電力 長屋行則（元）
INSS International Conference on Flow Accelerated Corrosion (FAC2013)
Numerical Simulations of Countercurrent Gas-Liquid Flows in a Vertical Pipe
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 歌野原陽一 主任研究員 柳千裕 大阪大学 高田孝 山口彰
神戸大学 冨山明男 ICMF2013 (第8回混相流国際会議)
Analytical Study on Effect of Failure of Pipe Support Structure on Seismic response of Piping System
技術システム研究所 副主任研究員 ○高橋常夫 主任研究員 前川晃
2013 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference
Residual Stress Study in Dissimilar Metal Welds of a PWR Pressurizer Surge Nozzle: Validation of Developed Fast Analysis Method
and Examination of Safe-End Length Effect 技術システム研究所 主任研究員 ○前川晃 大阪大学 河原充 芹澤久 村川英一
2013 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference
A flaw tolerance concept for plant maintenance using virtual fatigue crack growth curve
技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 大阪大学 中村隆夫
2013 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference
Elastic-plastic fracture mechanics analysis of cast stainless steel pipes (Influence of axial load on Z-factor of pipes withcircumferential crack under bending load) 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 三菱重工業 北条公信
2013 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference
Introduction of JSME rules on fitness for service for CASS piping and proposal of improvements
三菱重工業 ○北条公信 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
2013 ASME Pressure Vessels & Piping Division ConferenceState of the Art Study for the Basis of Pipe Wall Thinning Management in Japan
電力中央研究所 ○稲田文夫 東北大学 渡邉豊 日本原子力発電 大平拓 技術システム研究所 リーダー 中村晶
ICONE21（第21回原子力工学国際会議）

68

研究業績
口頭発表等
［ 査読付国際会議論文 ］
技術システム研究所
2013 Measurement of Distributions of Local Internal Stress near Grain Boundary in SUS316 by EXDM Using White X-ray Micro Beam
高輝度光科学研究センター ○宮澤知孝 梶原堅太郎 佐藤眞直 橋本保 技術システム研究所 副主任研究員 山田卓陽
主任研究員 福村卓也 主席研究員 有岡孝司 関西電力 寺地巧（元）INSS
8th Pacific Rim International Conference on Advanced Materials and Processing (PRICM-8)
IGSCC Growth of Cold Rolled Ni-Cr-Fe Alloys in PWR Primary Water 技術システム研究所
16th International Conference on Material Degradation in Light Water Reactor

主席研究員 有岡孝司

Development of the PIRT for the Small-Break Loss-of-Coolant Accident With High Pressure Injection Failure
技術システム研究所 研究員 ○木下郁男 客員研究員 鳥毛俊秀 主席研究員 村瀬道雄 リーダー 吉田至孝
MHI原子力エンジニアリング 山田実 ASME 2013 International Mechanical Engineering Congress & Exposition
Application of the Statistical Safety Evaluation Method to the Small Break Loca With High Pressure Injection Failure(Quantification of the Uncertainty of Uncovered Core Heat Transfer Model)
技術システム研究所 客員研究員 ○鳥毛俊秀 研究員 木下郁男
ASME 2013 International Mechanical Engineering Congress & Exposition
Study on Heat Transfer from Hot Water to Cold Air with Evaporation 信州大学 ○山路達也 小泉安郎 廣田竜也
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 ASME 2013 International Mechanical Engineering Congress & Exposition
2014 Drift-Flux Correlation for a Rod Bundle Geometry Purdue大学 ○C. Clark M. Griffiths S.W. Chen J.P. Schlegel
T. Hibiki M. Ishii 原子燃料工業 T. Ozaki 技術システム研究所 研究員 木下郁男 リーダー 吉田至孝
米国原子力学会(ANS)2014Annual Meeting
Application of the Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) Method to the Small Break LOCA with High Pressure Injection
Failure: Integral Effects Test Analysis 技術システム研究所 研究員 ○木下郁男 客員研究員 鳥毛俊秀
主席研究員 村瀬道雄 リーダー 吉田至孝 日本原子力研究開発機構 竹田武司 佐藤聡 中村秀夫
ICONE22（第22回原子力工学国際会議）
Flaw acceptance rule of J-groove weld of bottom mounted instrumentation nozzle 三菱重工業 ○北条公伸
越智真弓 電力中央研究所 三浦直樹 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 関西電力 瀬良健彦
2014 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference

名越康人

Influence of mean strain on fatigue life of stainless steel (effect of constant and ratcheting mean strain)
技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 2014 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference
Revision of flaw evaluation methods of pipes having a circumferential flaw in JSME fitness-for-service codes
テプコシステムズ ○町田秀夫 東芝 板谷雅雄 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
2014 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference
Fast Simulation for Multi-pass Welding Process Using Iterative Substructure Method: Investigation of Optimization andEfficient Computation 技術システム研究所 主任研究員 ○前川晃 大阪大学 河原充 芹澤久 村川英一
2014 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference
Impact of Deformation Stiffness beyond Yield Point of Pipe Support Structures on Nonlinear Seismic Response Analysis
技術システム研究所 主任研究員 ○高橋常夫 主任研究員 前川晃
2014 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference
An Investigation of Wall Temperature Characteristics to Improve the Evaluation Method for Thermal Fatigue at a T-Junction Pipe
技術システム研究所 研究員 ○三好弘二 リーダー 中村晶 神戸大学 竹中信幸
15th International Heat Transfer Conference (IHTC15)
Characterization of surface oxides formed on irradiated stainless steels in simulated PWR primary water
技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司 リーダー 西岡弘雅 主任研究員 藤井克彦 日本核燃料開発 橘内裕寿International Symposium Fontevraud 8 on Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to
LWRs' Safety, Performance and Reliability
Measurement of Flow Accelerated Corrosion Rate at Elbow Pipe 技術システム研究所 研究員 ○釜堀孝一
副主任研究員 歌野原陽一 リーダー 中村晶 主席研究員 村瀬道雄
The second International Conference on Maintenance Science and Technology (ICMST-Kobe 2014)
Fatigue Damage Management Based on Postulated Crack Growth Curve
技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 大阪大学 中村隆夫
The second International Conference on Maintenance Science and Technology (ICMST-Kobe 2014)
Re-examination of Grand Design for Fatigue Evaluation (Step-2) (Fatigue failure analysis of Japanese NPPs)
大阪大学 ○中村隆夫 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
The second International Conference on Maintenance Science and Technology (ICMST-Kobe 2014)

69

2014 Recent research progress of piping thermal fatigue evaluation methods 東京大学 〇笠原直人 立命館大学 伊藤隆基
長岡技術科学大学 岡崎正和 東芝 奥田幸彦 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 リーダー 中村晶
伊藤忠テクノソリューションズ 中村均 テプコシステムズ 町田秀夫 三菱総合研究所 松本昌昭
The second International Conference on Maintenance Science and Technology (ICMST-Kobe 2014)
Recent technical knowledge on pipe wall thinning management and roadmap of R&Ds
電力中央研究所 ○稲田文夫 東北大学 渡邉豊 技術システム研究所 リーダー 中村晶
The second International Conference on Maintenance Science and Technology (ICMST-Kobe 2014)
Statistical model of micro crack growth for the evaluation of accumulated fatigue in NPPs
大阪大学 ○阿部茂樹 飯田智 藤川亮祐 中村隆夫 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
The second International Conference on Maintenance Science and Technology (ICMST-Kobe 2014)
Evaluations of environmental effect on micro crack initiation and propagation by surface observations of fatigue specimens
大阪大学 ○藤川亮祐 阿部茂樹 中村隆夫 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
The second International Conference on Maintenance Science and Technology (ICMST-Kobe 2014)
Evaluation of micro fatigue crack growth under equi-biaxial stress by membranous pressure fatigue test
大阪大学 ○飯田智 阿部茂樹 中村隆夫 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
The second International Conference on Maintenance Science and Technology (ICMST-Kobe 2014)
Uncertainty Quantification of the RELAP5 Interfacial Friction Model in Rod Bundle Geometry
技術システム研究所 研究員 ○木下郁男 客員研究員 鳥毛俊秀 MHI原子力エンジニアリング 山田実
ASME 2014 International Mechanical Engineering Congress & Exposition
Prediction of Countercurrent Flow Limitation in a Slightly Inclined Pipe with Elbows
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 木下郁男 研究員 楠木貴世志
Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf Dirk Lucas 神戸大学 冨山明男
NTHAS9 (第9回原子炉熱流動と安全に関する日韓シンポジウム)
Evaluation of Penetration Length in a Closed Straight Two-inch Branch Pipe Using Numerical Simulations
技術システム研究所 リーダー ○中村晶 研究員 三好弘二 神戸大学 竹中信幸
NTHAS9 (第9回原子炉熱流動と安全に関する日韓シンポジウム)
Mass transfer measurement in long elbow and its relation to flow accelerated corrosion
名古屋大学 ○片井勇旭 恒吉達矢 神谷一彰 伊藤高啓 辻義之 技術システム研究所 研究員 釜堀孝一
副主任研究員 歌野原陽一 リーダー 中村晶 主席研究員 村瀬道雄 NTHAS9 (第9回原子炉熱流動と安全に関する日韓シンポジウム)
PWR原子炉の加圧器サージ管台における溶接残留応力予測解析 技術システム研究所
大阪大学 河原充 芹澤久 村川英一 溶接学会 溶接構造シンポジウム2014

主任研究員 ○前川晃

Numerical Simulation of Countercurrent Flow in a Scaled Model of a Pressurizer Surge Line
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 副主任研究員 歌野原陽一 研究員 楠木貴世志
Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf Dirk Lucas 神戸大学 冨山明男
NUTHOS-10 (原子力熱流動・運転・安全に関する第10回国際会議)
Condensation Experiments for Counter-current Flow Limitation at Lower End of an Inverted U-Tube
技術システム研究所 研究員 ○楠木貴世志 主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 藤井雄基 野末貴大 細川茂雄
NUTHOS-10 (原子力熱流動・運転・安全に関する第10回国際会議)

冨山明男

Numerical Simulation of Long-period Fluid Temperature Fluctuation Downstream from a Mixing Tee
技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一 リーダー 中村晶 研究員 三好弘二 東京大学 笠原直人
NUTHOS-10 (原子力熱流動・運転・安全に関する第10回国際会議)
2015 Effects of Inclination Angles on Countercurrent Flow Limitation in Slightly Inclined Pipes
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 副主任研究員 歌野原陽一 准主任研究員 楠木貴世志
Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf Dirk Lucas 神戸大学 冨山明男
ICONE23（第23回原子力工学国際会議）
Numerical Simulations for Effects of Pressure and Temperature on Counter-current Flow Limitation at Lower End of a Vertical Pipe
技術システム研究所 准主任研究員 ○楠木貴世志 主席研究員 村瀬道雄 大阪大学 高田孝 神戸大学 冨山明男
ICONE23（第23回原子力工学国際会議）
Numerical Simulations for Effects of Pipe Size on Countercurrent Flow Limitation in Slightly Inclined Pipes
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 副主任研究員 歌野原陽一 准主任研究員 楠木貴世志
Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf Dirk Lucas 神戸大学 冨山明男 米国原子力学会(ANS)2015Annual Meeting
Flaw tolerance assessment for low-cycle fatigue of stainless steel 技術システム研究所
2015 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference

主任研究員 ○釜谷昌幸

70

研 究業績
口頭発表等［ 査読付国際会議論文 ］
技術システム研究所

2016 Interfacial Friction for Countercurrent Flows in Horizontal Pipes
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 山本泰功
NTHAS10 (第10回原子炉熱流動と安全に関する日韓シンポジウム)

2015 Fatigue crack initiation and growth observation for 316 stainless steel subjected to qui-biaxial cyclic loading
大阪大学 ○飯田智 阿部茂樹 中村隆夫 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
2015 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference

2017 Experimental Investigation of Temperature Distribution in Condensing Steam-Air Flow in a Circular Tube
神戸大学 ○森勝也 林公祐 細川茂雄 冨山明男
技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一 研究員 山本泰功 主席研究員 村瀬道雄
2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017) (原子力発電所の進展に関する2017年国際会議)

Influence of PWR environment on fatigue crack initiation and growth of Type 316 stainless steel
大阪大学 ○藤川亮祐 阿部茂樹 中村隆夫 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
2015 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference
Fracture mechanics study on the effects of various notch radii by using FE analysis Korea大学 ○Z. Mruni A. Hamid
K.H. Bae G.G. Youn Y.J. Kim 韓国電力公社 KEPCO D.Y. Lee 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
2015 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference
Development of a contactless measurement method using an LED-optical displacement sensor for vibration stress of piping systems
技術システム研究所 主任研究員 ○前川晃 関西電力 辻峰史（元）INSS 川崎重工業 高橋常夫（元）INSS
2015 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference
APT measurement of stainless steel welds after long-term aging and irradiation
技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 センター長 西岡弘雅 主席研究員 福谷耕司
17th International Conference on Environmental Degradation of Material in Nuclear Power Systems ‒ Water Reactors
SCC Initiation of CW Alloy TT690 and Alloy 600 in PWR water 技術システム研究所 エグゼクティブ・リサーチャー ○有岡孝司
17th International Conference on Environmental Degradation of Material in Nuclear Power Systems ‒ Water Reactors
Technical basis of the JSCE standard of the method for measuring SCC growth rate in high temperature water−Specimen size requirement−
電力中央研究所 ○新井拓 IHI 平野隆 日立製作所 青池聡 技術システム研究所 副主任研究員 寺地巧
17th International Conference on Environmental Degradation of Material in Nuclear Power Systems ‒ Water Reactors
A New Drift Flux Model in Rod Bundles for Low Pressure and Low Flow Conditions
技術システム研究所 准主任研究員 ○木下郁男 客員研究員 鳥毛俊秀 ＭＨＩ原子力エンジニアリング 山田実
Purdue大学 日引俊 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor

RELAP5 Code Uncertainty Analysis of LSTF Small Break LOCA Tests with Steam Generator Intentional Depressurization
as an Accident Management Procedure 技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 客員研究員 鳥毛俊秀
ICONE24 (第24回原子力工学国際会議)
Environmental effect on fatigue crack initiation and growth of stainless steel for flaw tolerance assessment
技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 2016 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference
Measurement of wall temperature with 148 thermocouples to improve simulation methods for thermal fatigue evaluation
at a mixing tee 技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二 副主任研究員 歌野原陽一 主任研究員 中村晶
CFD for Nuclear Reactor Safety Applications (CFD4NRS-6)
森勝也

冨山明男

Characteristics of countercurrent flow limitation in vertical pipes 技術システム研究所 研究員 ○山本泰功
主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 森勝也 冨山明男 NUTHOS-11 (原子力熱流動・運転・安全に関する第11回国際会議)
Numerical Simulation of Fluid and Wall Temperature Fluctuation Downstream from a Mixing Tee
技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一 准主任研究員 三好弘二 主任研究員 中村晶
NUTHOS-11 (原子力熱流動・運転・安全に関する第11回国際会議)
RELAP5 Code Analysis of LSTF Small Break LOCA Tests with Steam Generator Intentional Depressurization and Its
Uncertainty Quantification by Monte Carlo Method and Wilks Formula Approach
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 主席研究員 村瀬道雄
ASME 2016 International Mechanical Engineering Congress & Exposition (IMECE2016)
Simple Evaluation Tool for Water Temperature and Water Level in Spent Fuel Pit−Pit Calculator−
技術システム研究所 主任研究員 ○柳千裕 主席研究員 村瀬道雄
NTHAS10 (第10回原子炉熱流動と安全に関する日韓シンポジウム)

71

Monitoring Procedure Wall Temperature Fluctuation by Temperature Measurement of Pipe Outer Surface at a Mixing Tee
技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二 主任研究員 釜谷昌幸
2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017) (原子力発電所の進展に関する2017年国際会議)
A Fatigue Damage Assessment Procedure for Seismic loads Considering Aftershocks
技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017) (原子力発電所の進展に関する2017年国際会議)
The Role of Grain Boundary Cavities on SCC Initiation and Propagation of Alloy 690
技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧 主席研究員 戸塚信夫 副主任研究員 山田卓陽 客員研究員 宮本友樹
エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017) (原子力発電所の進展に関する2017年国際会議)

Influence of long-term thermal aging on SCC Behavior of stainless steel weld metals and cast stainless steels in
High-Temperature Water 技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽 副主任研究員 寺地巧
客員研究員 宮本友樹 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017) (原子力発電所の進展に関する2017年国際会議)

The Assessment of Containment Function Failure Frequency in the Revised Level2 PRA Standard in Japan
東芝 ○濱崎亮一 原子力安全推進協会 橋本和典 技術システム研究所 准主任研究員 楠木貴世志
テプコシステムズ 佐藤親宏 ICONE24 (第24回原子力工学国際会議)

神戸大学

Preliminary study on numerical simulations for temperature field of steam-air mixture in a circular tube with condensation
技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一 研究員 山本泰功 主席研究員 村瀬道雄
神戸大学 森勝也 細川茂雄 冨山明男
2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017) (原子力発電所の進展に関する2017年国際会議)

Grain boundary oxidation of neutron irradiated stainless steels in simulated PWR environment
技術システム研究所 主任研究員 ○福村卓也 主席研究員 福谷耕司 主任研究員 藤井克彦 副主任研究員 三浦照光
2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017) (原子力発電所の進展に関する2017年国際会議)

2016 Prediction of Countercurrent Flow Limitation and Its Uncertainty in a PWR Hot Leg
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 准主任研究員 楠木貴世志 神戸大学 冨山明男
International Topical Meeting on Advances of Thermal hydraulics 2016 (ATH16)

Countercurrent Flow Limitation in Vertical Pipes with the Sharp-Edged Upper End
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 准主任研究員 楠木貴世志 研究員 山本泰功
NUTHOS-11 (原子力熱流動・運転・安全に関する第11回国際会議)

Interfacial Friction for Countercurrent Flows in Nearly Horizontal Pipes
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 山本泰功 准主任研究員 楠木貴世志 副主任研究員 木下郁男
2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017) (原子力発電所の進展に関する2017年国際会議)

A micro-mechanical study of grain boundary fracture in neutron-irradiated stainless steels
技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光 主任研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017) (原子力発電所の進展に関する2017年国際会議)
Transient evaluation using EMTP at single open phase with the offsite power transformer for the emergency power
supply systems of nuclear power plants 技術システム研究所 副主任研究員 ○嶋田善夫
2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017) (原子力発電所の進展に関する2017年国際会議)
Applicability of Numerical Simulations to Counter-Current Flow Limitation at Lower End of a Vertical Pipe Simulating
Inverted U-tubes in Steam Generator
技術システム研究所 准主任研究員 ○楠木貴世志 主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 細川茂雄 冨山明男
2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017) (原子力発電所の進展に関する2017年国際会議)
Current Status and future of INSS' s analysis of overseas trouble information
技術システム研究所 上席研究員 ○赤澤孝 原子力安全推進協会 奥本賢(元）INSS
2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017) (原子力発電所の進展に関する2017年国際会議)
Development of ultrasonic inspection technique for cast stainless steel and its application in the field
技術システム研究所 主任研究員 ○石田仁志
2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017) (原子力発電所の進展に関する2017年国際会議)
Numerical simulations of cesium distribution of Fukushima-Daiichi nuclear power plant accident and its uncertainty causedby model parameters and computational mesh 技術システム研究所 主任研究員 ○中村晶 准主任研究員 楠木貴世志2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017) (原子力発電所の進展に関する2017年国際会議)
APT analysis of neutron-irradiated stainless steels 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2017) (原子力発電所の進展に関する2017年国際会議)
Mean stress effect on fatigue properties of Type 316 stainless steel (Part I: in high-temperature air environment)
技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 2017 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference72

研 究業績
口頭発表等［ 査読付国際会議論文 ］
技術システム研究所
2017 Mean stress effect on fatigue properties of Type 316 stainless steel (Part II: in PWR primary water environment)
技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 2017 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference
Investigation of flow structure to prevent thermal fatigue in a downward branch pipe with a closed end
技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二 主任研究員 中村晶 神戸大学 竹中信幸
2017 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference
Study on Hydrogen Behavior for Investigation of SCC mechanism in Alloy 690
技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧 副主任研究員 山田卓陽 主席研究員 戸塚信夫 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
18th Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors
Grain boundary oxidation of neutron irradiated stainless steels in simulated PWR water
技術システム研究所 主任研究員 ○福村卓也 主席研究員 福谷耕司 主任研究員 藤井克彦 副主任研究員 三浦照光
18th Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors
SCC propagation analysis under weld residual stress and anisotropic crack growth law 東京理科大学 〇岡田裕
遊佐泰紀 菊池正紀 技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 関西電力 前川晃（元）INSS
IUTAM Symposium: Multi-scale Fatigue, Fracture and Damage of Materials in Harsh Environments
Correlation of Interfacial Friction for Countercurrent Flows in Vertical Pipes
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 山本泰功 准主任研究員 楠木貴世志 神戸大学 冨山明男
NURETH-17 (第17回原子炉熱流動国際会議)
Influence of Flow Velocity on Flow Accelerated Corrosion Rate at an Elbow Pipe
技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一 主席研究員 村瀬道雄 NURETH-17 (第17回原子炉熱流動国際会議)
On CCFL COLLIDER Test Facility: CCFL Results at PWR Hot-Leg Pipe Geometry with 190mm Diameter
ミュンヘン工科大学 ○S. Al Issa R. Macian-Juan 技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 冨山明男 林公祐
NURETH-17 (第17回原子炉熱流動国際会議)
Uncertainty and Sensitivity Analysis of Small Break LOCA with HPI Failure in PWRs: Effects of Break Size of Secondary-Side
Depressurization as an Accident Management Procedure 技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男
主席研究員 村瀬道雄 NURETH-17 (第17回原子炉熱流動国際会議)
Countercurrent Flow Limitation in Vertical Pipes and Nearly Horizontal Pipes 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
准主任研究員 楠木貴世志 神戸大学 冨山明男 MFIP14 (第14回産業プラントにおける混相流に関する国際会議)
Uncertainty and Sensitivity Analysis of LSTF Small Break LOCA Tests Using RELAP5 and RAVEN
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 アイダホ国立研究所 Cristian Rabiti Andrea AlfonsiInternational Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment and Analysis (PSA2017)
Micro-tensile testing of reduced-activation ferritic steel F82H irradiated with Fe and He ions
技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
量子科学技術研究開発機構 安堂正巳 谷川博康 18th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-18)
2018 Uncertainty Analysis of Small Break LOCA with HPI Failure in PWRs: A Comparison of Uncertainty Quantification between
Monte Carlo and Wilks' Formula Approach 技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 主席研究員 村瀬道雄
ANS Best Estimate Plus Uncertainty International Conference (BEPU2018)
Numerical Investigations of Small Punch Tests for Determining Tensile Properties
技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸 5th International Small Sample Test Techniques Conference
Fatigue Strength Assessment of SUS316 by Small Bulge Fatigue (SBF) Test 鹿児島大学 ○駒崎慎一 城島龍一郎
神戸工業試験場 村岡南那 東北大学 野上修平 技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 神戸工業試験場 日坂知明
藤原昌晴 新田明人 5th International Small Sample Test Techniques Conference
Study on characteristics of wall temperature fluctuation at a mixing tee with an upstream elbow
技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二 センター長 中村晶2018 ASME Pressure Vessels ＆ Piping Division Conference
Influence of mean strain on fatigue life of stainless steel in PWR water environment
技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸 2018 ASME Pressure Vessels ＆ Piping Division Conference
SCC propagation analyses in a welded joint under various assumed residual stresses and anisotropic SCC propagation law
東京理科大学 〇岡田裕 遊佐泰紀 菊池学 天野聖 技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸
2018 ASME Pressure Vessels ＆ Piping Division Conference
Countercurrent Flow Limitation at Sharp-Edged Upper End in Vertical Pipes 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
主席研究員 西田浩二 神戸大学 冨山明男 ICONE26 (第26回原子力工学国際会議)

73

2018 Uncertainty Analysis of Scaling Calculations from LSTF Small Break LOCA Tests with Steam Generator Intentional
Depressurization Applying to a Four-Loop PWR 技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男
ICONE26 (第26回原子力工学国際会議)
Influence of long-term thermal aging on SCC behavior of stainless steel weld metals and cast austenitic stainlesssteels in high-temperature water 技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽 副主任研究員 寺地巧 岡本マキエ
エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 FONTEVRAUD9
Atom Probe Tomography Analysis of Cold-Worked 316 Stainless Steels Irradiated in PWR
技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 FONTEVRAUD9
Atom Probe Tomography and Transmission Electron Microscopy Analyses for French CP0 Baffle Bolt and CHOOZ A Corner
技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司 主席研究員 藤井克彦 フランス電力公社 EDF Faiza Sefta Badre Allouch
Cedric Pokor FONTEVRAUD9
Direct Comparison of Radiation Defects in RPV Steels between APT and TEM Observations ※ポスター発表
技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 FONTEVRAUD9
Numerical Simulation of Steam Injection Experiment into a Closed Vessel Intended for Loss-of-Coolant Accident
技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一 主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 冨山明男
NUTHOS-12 (原子力熱流動・運転・安全に関する第12回国際会議)
Effects of Diameters on Countercurrent Flow Limitation at the Sharp-Edged Upper End in Vertical Pipes
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 主席研究員 西田浩二 准主任研究員 楠木貴世志
神戸大学 合田頼人 冨山明男 NTHAS11（第11回原子炉熱流動と安全に関する日韓シンポジウム）
Measurement and Simulation of Temperature Rise during Steam Injection into a Closed Vesse
技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一 主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 冨山明男
NTHAS11（第11回原子炉熱流動と安全に関する日韓シンポジウム）
Measurement of mass transfer rate and its relation to flow accelerated corrosion in turbulence flow
名古屋大学 ○林健 Tong Tong 恒吉達矢 伊藤高啓 辻義之 技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一
NTHAS11（第11回原子炉熱流動と安全に関する日韓シンポジウム）
2019 Void Fraction in a Vertical Pipe under Countercurrent Flow Limitation at Its Upper End
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 主席研究員 西田浩二 主任研究員 高木俊弥
神戸大学 合田頼人 島村長幸 冨山明男
2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2019) (原子力発電所の進展に関する2019年国際会議)
SCC initiation tests of Alloy TT690 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧 主任研究員 山田卓陽 岡本マキエ
エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 ICG-EAC2019（環境助長割れ国際共同研究グループ会議）
Variable loading sequence effect for thermal fatigue at a mixing tee 技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二
主席研究員 釜谷昌幸 2019 ASME Pressure Vessels ＆ Piping Division Conference
Mean stress correction for fatigue life of carbon steel (proposal of non-closure model)
技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸 2019 ASME Pressure Vessels ＆ Piping Division Conference
Simplified SCC simulation considering growth arrest at fusion line of weld 東京理科大学 〇岡田裕 遊佐泰紀
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 2019 ASME Pressure Vessels ＆ Piping Division Conference
Countercurrent Flows in Vertical Pipes under Flooding at a Square Top End
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 主席研究員 西田浩二 主任研究員 高木俊弥
神戸大学 合田頼人 島村長幸 冨山明男 NURETH-18 (第18回原子炉熱流動国際会議)
Study on Fuel Damage Progression and Porosity in the SFD 1-4 Test 技術システム研究所 主席研究員 ○西田浩二
客員研究員 鳥毛俊秀 客員研究員 佐野直樹 准主任研究員 楠木貴世志 主席研究員 村瀬道雄
NURETH-18 (第18回原子炉熱流動国際会議)
Numerical Simulation of Penetration Flow into T-Junction Branch Lines
技術システム研究所 副主任研究員 〇歌野原陽一 准主任研究員 三好弘二 主席研究員 釜谷昌幸
NURETH-18 (第18回原子炉熱流動国際会議)
Uncertainty and Sensitivity Analysis of The PBF SFD 1-4 Test Using MAAP5 Code
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 NURETH-18 (第18回原子炉熱流動国際会議)
Morphology of Cavities Formed on Grain Boundary of Cracked Alloy TT690
技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧 岡本マキエ 主任研究員 山田卓陽 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
19th Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors
Fracture behavior of oxidized grain boundary in neutron-irradiated stainless steel
技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本核燃料開発 橘内裕寿
19th Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors

74

研究業績
口頭発表等
［ 査読付国際会議論文 ］［ 学会・学術会合等発表論文集 ］

技術システム研究所

社会システム研究所

2019 Empirical equations for tensile properties and stress-strain curves of neutron irradiated stainless steels in LWR conditions
技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司 主席研究員 藤井克彦 日本原子力研究開発機構 知見康弘 端邦樹
19th Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors

2012 高い安全性が要求される組織の理想像の要件(研究紹介) 社会システム研究所 副主任研究員 ○松井裕子
第7回日本安全学教育研究会

Empirical equation of crack growth rates for neutron irradiated stainless steel under a simulated BWR core condition
日本原子力研究開発機構 ○笠原茂樹 知見康弘 端邦樹 技術システム研究所 主席研究員 福谷耕司 主席研究員 藤井克彦
19th Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors
Application of Reduced Order Model for Uncertainty Quantification of PWR LOCA Analysis
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男
International Conference on Mathematics and Computational Methods applied to Nuclear Science and Engineering (M&C2019)2020 A Limit Surface Prediction for PWR LOCA Transients Using Reduced Order Models
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 Best Estimate Plus Uncertainty International Conference (BEPU2020)
Mean stress correction of S45C carbon steel based on crack growth concept 技術システム研究所 主席研究員 〇釜谷昌幸
2020 ASME Pressure Vessels & Piping Division Conference
Quantification of the material ductility effect on notch fracture toughness using numerical damage analysis method
技術システム研究所 主席研究員 〇釜谷昌幸 Korea大学 Eui-kyun Park Gyo-Geun Youn Yun-Jae Kim
2020 ASME Pressure Vessels & Piping Division ConferenceTime Series Clustering and Classification for Uncertainty Analysis by MAAP5 Code
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 ICONE28（第28回原子力工学国際会議）
2022 Counter-current flow limitation and void fraction in a rod bundle under flooding conditions
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 主任研究員 高木俊弥 主席研究員 西田浩二 神戸大学 冨山明男
NURETH-19 (第19回原子炉熱流動国際会議)

福島第一原子力発電所事故の提言に関する検討−組織の理想像の視点から− 社会システム研究所 センター長 ○作田博
第7回日本安全学教育研究会
日本の安全文化研究における「文化」の意味 社会システム研究所 (元)INSS ○竹内みちる 日本質的心理学会第9回大会
作業者の意識・行動に影響を与える「状況」の検討 社会システム研究所 リーダー ○前田典幸 研究員 高城美穂
労働科学研究所 飯田裕康 産業・組織心理学会第28回大会
業務指示の与え方と時間圧力が受け手の精神的作業負荷におよぼす影響 社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢
大阪大学 内藤宏 篠原一光 日本心理学会第76回大会
指示内容の正確な伝達を確認する手法の有効性の検討(1)復唱の効果の検討 大阪大学 ○脇山美里 篠原一光 内藤宏
社会システム研究所 副主任研究員 松井裕子 副主任研究員 彦野賢 日本心理学会第76回大会
指示内容の正確な伝達を確認する手法の有効性の検討(2)復唱と3ウェイコミュニケーションの比較
社会システム研究所 副主任研究員 ○松井裕子 副主任研究員 彦野賢 大阪大学 脇山美里 篠原一光 内藤宏
日本心理学会第76回大会
作業安全マネジメントのための視点の抽出 社会システム研究所 リーダー ○前田典幸 研究員 高城美穂
労働科学研究所 飯田裕康 インタークエスト 岩崎真理 森田瑞穂 日本プラント・ヒューマンファクター学会2012年大会
根本原因分析へのISM導入に関する検討(1) 社会システム研究所 研究員 ○高城美穂 リーダー 前田典幸
千歳科学技術大学 小林大二 日本プラント・ヒューマンファクター学会2012年大会
根本原因分析へのISM導入に関する検討(2) 千歳科学技術大学 ○小林大二 社会システム研究所 研究員 高城美穂
リーダー 前田典幸 日本プラント・ヒューマンファクター学会2012年大会

Numerical simulation of wall condensation heat transfer of steam-air mixture with coarse computational grid
技術システム研究所 主任研究員 ○歌野原陽一 主席研究員 村瀬道雄 NURETH-19 (第19回原子炉熱流動国際会議)

要因構造図に基づくトラブル防止対策の立案に関する検討 千歳科学技術大学 ○東昇太 社会システム研究所 研究員 高城美穂
リーダー 前田典幸 千歳科学技術大学 小林大二 日本プラント・ヒューマンファクター学会2012年大会

Application of Time Series Clustering and Classification to Best Estimate Plus Uncertainty Analysis of a Small Break LOCA in PWRs
技術システム研究所 副主任研究員 木下郁男 NURETH-19 (第19回原子炉熱流動国際会議)

職場におけるポジティブ感情に関する予備的調査 社会システム研究所 副主任研究員 ○後藤学 副主任研究員 酒井幸美
日本応用心理学会第79回大会

Crack growth behaviour of cobalt-based alloy in high temperature water 技術システム研究所 主任研究員 山田卓陽
研究員 笹岡孝裕 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 関西電力 寺地巧(元）INSS
20th Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactor

作業安全マネジメントのための視点の抽出−作業者の安全意識・行動様式に影響を与える
「状況」
の検討−
社会システム研究所 リーダー ○前田典幸 研究員 高城美穂 労働科学研究所 飯田裕康
インタークエスト 岩崎真理 森田瑞穂 第395回関西社会心理学研究会(KSP)

Numerical Simulation of Condensation Heat Transfer from Mixture of Superheated Steam and Air in a Vertical Tube
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 主任研究員 歌野原陽一
NUTHOS-13（原子力熱流動・運転・安全に関する第13回国際会議）

原子力発電を通して今後のエネルギーとの向き合い方を学ぶ教材の開発 社会システム研究所 主席研究員 ○橋場隆
リーダー 村井健志 近畿大学 渥美寿雄 京都府立南丹高校 一木博 京都教育大学附属京都高校 高田敏尚
兵庫県立北須磨高校 壺井宏泰 帝塚山学園高校 堀内直代 川西市立東谷中学校 今北眞奈美 滋賀大学附属中学校 太田聡
大津市立志賀中学校 河野卓也 永平寺町立松岡中学校 小鍛治優 大津市立唐崎中学校 澤田一彦
福井大学附属中学校 塚田勝利 加古川市教育委員会 山本照久 日本エネルギー環境教育学会第7回全国大会

Fracture behavior of grain boundaries of neutron-irradiated stainless steels oxidized in simulated PWR primary water
技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本核燃料開発 橘内裕寿
Fontevraud10
Microstructural characterization of PRV material harvested from a Japanese PWR plant
技術システム研究所 副主任研究員 ○大厩徹 副主任研究員 三浦照光 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
Fontevraud10
Preliminary study for porosity and void fraction in particle beds 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
主席研究員 西田浩二 神戸大学 田中裕太 合田頼人 林公祐 冨山明男 NTHAS12（第12回原子炉熱流動と安全に関する日韓シンポジウム）

大学共通科目でのエネルギー環境教育の実践 仁愛大学 ○伊佐公男 社会システム研究所 主席研究員 橋場隆
福井大学 柏貴子 日本エネルギー環境教育学会第7回全国大会
エネルギー・環境問題に関する意識動向の継続調査(2) 社会システム研究所 リーダー ○村井健志 主席研究員 橋場隆
日本エネルギー環境教育学会第7回全国大会
未来の日本のエネルギーのあり方を考える教材の開発：「教科学習におけるエネルギー環境教育の授業づくり(中学校編)」を活用した
社会科授業 加古川市教育委員会 ○山本照久 近畿大学 渥美寿雄 社会システム研究所 主席研究員 橋場隆
リーダー 村井健志 日本エネルギー環境教育学会第7回全国大会
福井県のエネルギー環境教育と授業実践 永平寺町立松岡中学校 ○小鍛治優 仁愛大学 伊佐公男
社会システム研究所 リーダー 村井健志 主席研究員 橋場隆 日本エネルギー環境教育学会第7回全国大会
小学校における放射線学習の実践：放射線を正しく理解することを目指して 敦賀市立西浦小学校 ○川崎幸弘
社会システム研究所 主席研究員 橋場隆 日本エネルギー環境教育学会第7回全国大会
エネルギー環境教育における社会的態度形成のあり方に関する研究−基本的な考え方− 練馬区立向山小学校 ○鈴木真
板橋区立中台小学校 石原淳 女子栄養大学 井元りえ 社会システム研究所 主任研究員 大磯眞一 東京学芸大学 佐島群巳
香川大学 妹尾理子 京都教育大学 高山博之 国立学園小学校 束原秀郎 川崎市立虹ヶ丘小学校 中村俊哉
元さいたま市立指扇小学校 野口芳江 社会システム研究所 主席研究員 橋場隆 京都教育大学 山下宏文
日本エネルギー環境教育学会第7回全国大会
エネルギー環境教育の新たな展開に関する一考察 社会システム研究所 副主任研究員 ○太田尚
鹿児島大学稲盛アカデミー 萩原豪 日本エネルギー環境教育学会第7回全国大会

75

76

研究業績
口頭発表等
［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
社会システム研究所
2012 サモアから学ぶエネルギー環境問題 兵庫県立北須磨高校 ○壺井宏泰 社会システム研究所 主席研究員 橋場隆
日本エネルギー環境教育学会第7回全国大会
今後のエネルギー政策のシナリオを使った実践 社会システム研究所 主席研究員 ○橋場隆 仁愛大学 伊佐公男
福井大学 柏貴子 日本環境教育学会第23回大会(東京)「電流とその利用」の学習に関する指導の工夫 福井市立明倫中学校 ○北倉祐治 福井大学 石井恭子
社会システム研究所 リーダー 村井健志 日本理科教育学会第62回全国大会
中学3年「化学変化とイオン」
における教材の開発 越前市立南越中学校 ○竹澤秀之 福井大学 淺原雅浩 中田隆二 石井恭子
仁愛大学 伊佐公男 社会システム研究所 副主任研究員 太田尚 日本理科教育学会第62回全国大会

作業者の安全意識・行動様式に影響を与える「状況」の検討(2)−職場間の比較− 社会システム研究所 リーダー ○前田典幸
研究員 高城美穂 労働科学研究所 飯田裕康 産業・組織心理学会第29回大会
ISM法による要因構造図と組織の文化を用いた対策立案支援策の検討 社会システム研究所 研究員 ○高城美穂
リーダー 前田典幸 千歳科学技術大学 小林大二 産業・組織心理学会第29回大会
学生に対する繁忙感調査の試行 社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢 大阪大学 内藤宏 篠原一光
日本心理学会第77回大会
情報セキュリティ事故経験と性格特性・業務環境との関係 社会システム研究所 副主任研究員 ○松井裕子
日本心理学会第77回大会

新しい原子・分子モデリング手法を取り入れたエネルギー・環境教育の新展開 永平寺町立松岡中学校 ○小鍛治優
福井大学 石井恭子 田中幸枝 藤井豊 社会システム研究所 副主任研究員 太田尚
日本理科教育学会第62回全国大会

電話受付業務における情報セキュリティ事故防止のための自己診断システムの開発 社会システム研究所 副主任研究員 ○松井裕子
コンピュータセキュリティシンポジウム2013

熱を逃さない工夫を考える授業 坂井市立長畝小学校 ○多田敏明 象印マホービン 小林尚史
社会システム研究所 主席研究員 橋場隆 日本理科教育学会第62回全国大会

職場におけるポジティブ感情に関する予備的調査(2) 社会システム研究所 副主任研究員 ○後藤学 副主任研究員 酒井幸美
日本社会心理学会第54回大会

学習指導要領の変遷から見る理科教育 福井県立足羽高校 ○島田直子 福井大学 石井恭子
社会システム研究所 主席研究員 橋場隆 日本理科教育学会第62回全国大会

職員の繁忙感調査 社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢 産業・組織心理学会 第111回部門別研究会

福島第一原子力発電所の事故と原子力発電所の安全性に関する質問紙調査(1)人々が考える事故原因と事故を教訓とした安全性の向上への期待 社会システム研究所 研究員 ○後藤学 副主任研究員 酒井幸美 日本原子力学会2012年秋の大会
福島第一原子力発電所の事故と原子力発電所の安全性に関する質問紙調査(2)自然災害への対応力に関する認識
社会システム研究所 副主任研究員 ○酒井幸美 研究員 後藤学 日本原子力学会2012年秋の大会
原子力発電所の緊急時における情報ニーズに関する調査 社会システム研究所 副主任研究員 ○幸前秀治
日本原子力学会2012年秋の大会
エネルギー環境教育における社会的態度形成のあり方に関する研究−小学校高学年社会科の実践− 板橋区立中台小学校 ○石原淳
女子栄養大学 井元りえ 社会システム研究所 主任研究員 大磯眞一 東京学芸大学 佐島群巳 練馬区立向山小学校 鈴木真
香川大学 妹尾理子 京都教育大学 高山博之 国立学園小学校 束原秀郎 川崎市立虹ヶ丘小学校 中村俊哉
元さいたま市立指扇小学校 野口芳江 社会システム研究所 主席研究員 橋場隆 京都教育大学 山下宏文
日本社会科教育学会第62回全国研究大会
社会的態度形成に関する研究−エネルギー環境教育を例に− 川崎市立虹ヶ丘小学校 ○中村俊哉 板橋区立中台小学校 石原淳
女子栄養大学 井元りえ 社会システム研究所 主任研究員 大磯眞一 東京学芸大学 佐島群巳 香川大学 妹尾理子
京都教育大学 高山博之 国立学園小学校 束原秀郎 練馬区立向山小学校 鈴木真 元さいたま市立指扇小学校 野口芳江
社会システム研究所 主席研究員 橋場隆 京都教育大学 山下宏文 日本教材学会第24回研究発表大会
大学生における原子力用語理解度 社会システム研究所 主任研究員 ○大磯眞一 早稲田大学 渡部幹
日本リスク研究学会第25回年次大会「原子の構造」
モデルの製作と授業実践 永平寺町立松岡中学校 ○小鍛治優 福井大学 石井恭子 藤井豊
社会システム研究所 副主任研究員 太田尚 平成24年度日本理科教育学会 北陸支部大会
2013 精神的作業負荷と繁忙感との関係 社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢 大阪大学 篠原一光 内藤宏
日本原子力学会2013年春の年会
業務環境が繁忙感と精神的作業負荷におよぼす影響 社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢 副主任研究員 松井裕子
大阪大学 篠原一光 内藤宏 日本人間工学会第54回大会
作業者の安全意識・行動様式に影響を与える「状況」の検討 社会システム研究所 リーダー ○前田典幸
日本原子力学会 ヒューマン・マシン・システム研究部会 2013年度夏期セミナー
初心者向けビジュアル型手順書チェックシートの提言 社会システム研究所 センター長 ○作田博 研究指導顧問 行待武生
日本保全学会第10回学術講演会
福島第一原子力発電所事故報告書の分析による検討課題の抽出 社会システム研究所 センター長 ○作田博
第8回日本安全学教育研究会

福島第一原子力発電所の事故と原子力発電所の安全性に関する質問紙調査(3)事故を踏まえた原子力発電所の安全対策に関する認識
社会システム研究所 副主任研究員 ○酒井幸美 副主任研究員 後藤学 日本原子力学会2013年春の年会継続調査による原子力発電に対する世論の測定(8)−2012年10月の調査結果− 社会システム研究所 主任研究員 ○北田淳子
日本原子力学会2013年春の年会
エネルギー問題に関する人々の認識−関西地域における質問紙調査から− 社会システム研究所 副主任研究員 ○酒井幸美
副主任研究員 後藤学 第22回日本エネルギー学会大会
将来のエネルギーの利用に関する人々の認識−関西地域における質問紙調査から− 社会システム研究所 副主任研究員 ○後藤学副主任研究員 酒井幸美 第22回日本エネルギー学会大会
理科教育においてわが国のエネルギーのあり方を考える−電力需給・原子力発電の課題と向き合える補助教材の開発−
永平寺町立吉野小学校 ○小鍛治優 近畿大学 渥美寿雄 京都府立南丹高校 一木博
社会システム研究所 主席研究員 橋場隆 日本理科教育学会第63回全国大会
福井の子どもたちは「理科」
をどう思っているか 福井市立明倫中学校 ○北倉祐治 玉川大学 石井恭子 福井大学 葛生伸
福井県教育委員会 多田敏明 越前市立南越中学校 竹澤秀之 永平寺町立吉野小学校 小鍛治優
あわら市立金津小学校 平田幸憲 福井市立進明中学校 宇野秀夫 福井県立足羽高校 島田直子
美浜町立弥美小学校 大野豊 美浜町立美浜南小学校 上山北斗 敦賀市立西浦小学校 川崎幸弘
社会システム研究所 リーダー 村井健志 主席研究員 橋場隆 副主任研究員 太田尚 日本理科教育学会第63回全国大会
わが国のエネルギーのあり方を考える教材の開発−3.11を踏まえ原子力発電とどう向き合うか−
社会システム研究所 主席研究員 ○橋場隆 リーダー 村井健志 副主任研究員 太田尚 近畿大学 渥美寿雄
京都教育大学附属高校 高田敏尚 兵庫県立北須磨高校 壺井宏泰 元帝塚山学園高校 堀内直代
川西市立東谷中学校 今北眞奈美 滋賀大学附属中学校 太田聡 大津市立志賀中学校 河野卓也
京都府立南丹高校 一木博 永平寺町立吉野小学校 小鍛治優 大津市立唐崎中学校 澤田一彦
越前市立武生第二中学校 塚田勝利 加古川市教育委員会 山本照久 日本エネルギー環境教育学会第8回全国大会
放射線に関する意識調査 社会システム研究所 リーダー ○村井健志 日本エネルギー環境教育学会第8回全国大会
大学においてエネルギー環境問題を扱う講義に関する実態調査 社会システム研究所 副主任研究員 ○太田尚
日本エネルギー環境教育学会第8回全国大会
小学校で取り組む放射線防災教育 永平寺町立吉野小学校 ○小鍛治優 福井大学 葛生伸
社会システム研究所 副主任研究員 太田尚 日本エネルギー環境教育学会第8回全国大会
わが国のエネルギーのあり方を考える教材の開発：ドイツ・フランスのエネルギー政策を比較した社会科授業
加古川市教育委員会 ○山本照久 近畿大学 渥美寿雄 社会システム研究所 主席研究員 橋場隆 リーダー 村井健志
日本エネルギー環境教育学会第8回全国大会

繁忙感調査の自由記述分析 社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢 副主任研究員 松井裕子
日本原子力学会2013年秋の大会

エネルギー環境教育における社会的態度形成のあり方に関する研究−その2 社会的態度形成モデルの作成と子供の実態−
練馬区立向山小学校 ○鈴木真 板橋区立中台小学校 石原淳 社会システム研究所 主任研究員 大磯眞一
東京学芸大学 佐島群巳 京都教育大学 高山博之 国立学園小学校 束原秀郎 仙台白百合女子大学 中村俊哉
元さいたま市立指扇小学校 野口芳江 社会システム研究所 主席研究員 橋場隆 京都教育大学 山下宏文
日本エネルギー環境教育学会第8回全国大会「ヒューマンエラーの組織要因分析法」
を用いた対策立案法の検討 社会システム研究所 リーダー ○前田典幸 研究員 高城美穂
慶應義塾大学 行待武生 日本原子力学会2013年秋の大会

福島第一原子力発電所の事故と原子力発電所の安全性に関する質問紙調査(4)事故から一年半後における安全性向上への期待
社会システム研究所 副主任研究員 ○後藤学 副主任研究員 酒井幸美 日本原子力学会2013年秋の大会

安全学教育研究会における発表内容の分類−副読本作成に向けて− 社会システム研究所 副主任研究員 ○松井裕子
第8回日本安全学教育研究会

772013 根本原因分析において効果的な対策を見出すための視点の検討 社会システム研究所 研究員 ○高城美穂 リーダー 前田典幸
労働科学研究所 飯田裕康 日本原子力学会2013年秋の大会

78

研 究業績
口頭発表等［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
社会システム研究所
2013 福島第一原子力発電所の事故と原子力発電所の安全性に関する質問紙調査(5)人々は、
自然災害対策にどのようなことを求めるのか？
社会システム研究所 副主任研究員 ○酒井幸美 副主任研究員 後藤学 日本原子力学会2013年秋の大会
原子力発電との向き合い方を考えるための教材の開発 社会システム研究所 主席研究員 ○橋場隆 リーダー 村井健志
副主任研究員 太田尚 近畿大学 渥美寿雄 京都府立南丹高校 一木博 川西市立東谷中学校 今北眞奈美
滋賀大学附属中学校 太田聡 大津市立志賀中学校 河野卓也 永平寺町立吉野小学校 小鍛治優
大津市立唐崎中学校 澤田一彦 京都教育大学附属高校 高田敏尚 越前市立武生第二中学校 塚田勝利
兵庫県立北須磨高校 壺井宏泰 元帝塚山学園高校 堀内直代 加古川市教育委員会 山本照久
日本原子力学会2013年秋の大会
継続調査における質問変更と時系列比較可能性の検討−発電方法の特徴についての情報が電源選択に及ぼす影響−
社会システム研究所 主任研究員 ○北田淳子 日本行動計量学会第41回大会
低学年生活科における効果的なエネルギーへの気づかせ方 国立学園小学校 ○束原秀郎 板橋区立中台小学校 石原淳
社会システム研究所 主任研究員 大磯眞一 東京学芸大学 佐島群巳 練馬区立向山小学校 鈴木真 京都教育大学 高山博之
仙台白百合女子大学 中村俊哉 元さいたま市立指扇小学校 野口芳江 社会システム研究所 主席研究員 橋場隆
京都教育大学 山下宏文 日本教材学会第25回研究発表大会
エネルギー環境教育における社会的態度形成のあり方に関する研究−小学校中学年社会科の実践− 板橋区立中台小学校 ○石原淳
社会システム研究所 主任研究員 大磯眞一 東京学芸大学 佐島群巳 練馬区立向山小学校 鈴木真 京都教育大学 高山博之
国立学園小学校 束原秀郎 仙台白百合女子大学 中村俊哉 元さいたま市立指扇小学校 野口芳江
社会システム研究所 主席研究員 橋場隆 京都教育大学 山下宏文 日本社会科教育学会第63回全国研究大会
福井の児童・生徒の理科に対する考え方の変容〜平成12年と平成24年の「理科に関するアンケート調査」の考察〜
永平寺町立吉野小学校 ○小鍛治優 玉川大学 石井恭子 福井大学 葛生伸
社会システム研究所 副主任研究員 太田尚 平成25年度日本理科教育学会 北陸支部大会
2014 繁忙感とリスク指標との関係 社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢 労働科学研究所 余村朋樹
日本原子力学会2014年春の年会
想定外事象に対する人間の対処行動測定の試み 宮城学院女子大学 ○大橋智樹 社会システム研究所 副主任研究員 松井裕子
東北大学 高橋信 日本認知心理学会第12回大会
職場におけるポジティブ感情に関する予備的調査(3) 社会システム研究所 副主任研究員 ○後藤学 副主任研究員 酒井幸美
日本社会心理学会第55回大会
安全文化醸成の現状と課題−現場社員へのインタビュー調査から− 中京大学 労働科学研究所 ○尾入正哲
労働科学研究所 飯田裕康 社会システム研究所 リーダー 前田典幸 研究員 高城美穂 日本応用心理学会第81回大会
誤検針に影響を及ぼす要因の分析と誤検針リスク診断システムの開発 関西電力 ○池田利夫 野上雅史 山口繁樹
社会システム研究所 副主任研究員 松井裕子 第13回情報科学技術フォーラム
投函作業における情報セキュリティ事故とその要因 社会システム研究所 副主任研究員 ○松井裕子 日本心理学会第78回大会
プラント職員の繁忙感調査の展望−ヒューマンファクターズVol.18(2)の紹介− 社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢
2014年度日本プラント・ヒューマンファクター学会大会
福島第一原子力発電所の事故と原子力発電所の安全性に関する質問紙調査(6)新しい規制に関する人々の認識
社会システム研究所 副主任研究員 〇酒井幸美 副主任研究員 後藤学 日本原子力学会2014年春の年会継続調査による原子力発電に対する世論の測定(9)−2013年10月の調査結果− 社会システム研究所 主任研究員 ○北田淳子
日本原子力学会2014年春の年会
わが国のエネルギーのあり方を考える教材の開発(その2)−3.11を踏まえ原子力発電とどう向き合うか−
社会システム研究所 主席研究員 ○橋場隆 リーダー 村井健志 主任研究員 大磯眞一 近畿大学 渥美寿雄
京都府立南丹高校 一木博 川西市立東谷中学校 今北眞奈美 滋賀大学附属中学校 太田聡
大津市立志賀中学校 河野卓也 永平寺町立吉野小学校 小鍛治優 大津市立唐崎中学校 澤田一彦
京都教育大学附属高校 高田敏尚 越前市立武生第二中学校 塚田勝利 兵庫県立北須磨高校 壺井宏泰
元帝塚山学園高校 堀内直代 加古川市立加古川中学校 山本照久 日本エネルギー環境教育学会第9回全国大会
関西地域におけるエネルギー環境教育の普及活動−エネルギー環境教育関西ワークショップの取組み−
社会システム研究所 主任研究員 ○大磯眞一 リーダー 村井健志 主席研究員 橋場隆 京都大学 山下宏文
日本エネルギー環境教育学会第9回全国大会

79「熱・エネルギー」
分野の教員免許状更新講習−改善の経緯と課題− 福井大学 ○葛生伸2014 生活関連学習を意識した
社会システム研究所 主任研究員 大磯眞一 日本理科教育学会第64回全国大会
放射線を指導するための教材開発 永平寺町立吉野小学校 ○小鍛治優 福井大学 藤井豊 葛生伸
社会システム研究所 主任研究員 大磯眞一 日本理科教育学会第64回全国大会
人々の電源選択に関する意識の現状−福島第一原子力発電所事故から2年半後− 社会システム研究所 主任研究員 ○北田淳子
日本行動計量学会第42回大会
若者は「原子力関係の仕事」にどのようなイメージを持っているか？ 社会システム研究所 副主任研究員 ○後藤学副主任研究員 酒井幸美 日本原子力学会2014年秋の大会
原子力発電との向き合い方を考えるための教材の開発 社会システム研究所 主席研究員 ○橋場隆 リーダー 村井健志
近畿大学 渥美寿雄 京都府立南丹高校 一木博 川西市立東谷中学校 今北眞奈美 滋賀大学附属中学校 太田聡
大津市立志賀中学校 河野卓也 永平寺町立吉野小学校 小鍛治優 越前市立武生第二中学校 塚田勝利
兵庫県立北須磨高校 壺井宏泰 加古川市立加古川中学校 山本照久 日本原子力学会2014年秋の大会
2015 スマートメーターの普及に伴う誤検針の要因分析 関西電力 ○池田利夫 社会システム研究所 副主任研究員 松井裕子
2015年度人工知能学会全国大会
電気メーターの誤検針防止対策に関する評価 関西電力 ○池田利夫 野上雅史 上田勝彦
社会システム研究所 副主任研究員 松井裕子 第14回情報科学技術フォーラム
行動変容に着目した検針作業時のエラー防止活動評価の試み 社会システム研究所 副主任研究員 ○松井裕子
日本心理学会第79回大会
職場におけるポジティブ感情経験に関する調査(1)−職場の実態から今後求められる職場のあり方への一考察−
社会システム研究所 副主任研究員 ○後藤学 (元)INSS 酒井幸美 日本社会心理学会第56回大会
2016 政府事故調聴取記録からのノンテクニカルスキル教訓の抽出 社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢 上席研究員 作田博
副主任研究員 松井裕子 副主任研究員 後藤学 副所長 金山正樹 日本原子力学会2016年春の年会
安全文化アンケート結果とトラブル件数の相関関係 原子力安全推進協会 ○猶原信幸 浜田潤
社会システム研究所 主席研究員 福井宏和 日本原子力学会2016年春の年会
Study on communication during operation using new central control panel 社会システム研究所 副主任研究員 ○松井裕子
技術システム研究所 主任研究員 永山統啓 日越原子力研究・人材育成フォーラム
緊急時対応訓練を行う参加者の作業負荷測定 社会システム研究所 副所長 金山正樹 副主任研究員 ○彦野賢
副主任研究員 松井裕子 日本人間工学会第57回大会
エラーマネジメント研究(1)事故時の緊急時対応の分析 キャノングローバル戦略研究所 環境安全学研究所 ○氏田博士
社会システム研究所 上席研究員 作田博 原子力安全推進協会 渡邉邦道 奈良順一 日本人間工学会第57回大会
エラーマネジメント研究(2)緊急事態から回復した成功事例からの教訓抽出の試行 社会システム研究所 上席研究員 ○作田博
エラーマネジメント研究会 清川和宏 伊藤甫 キャノングローバル戦略研究所 環境安全学研究所 氏田博士
日本人間工学会第57回大会
ネガティブ気分下における繁忙感の実験検証 Experimental Verification of Sense of Busyness under Negative Mood
社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢 副主任研究員 松井裕子
日本心理学会第80回大会(国際心理学会ICP2016との共同開催)
業務中の不安全運転行動に関係する要因に関する質問紙調査 社会システム研究所 副主任研究員 ○松井裕子
日本心理学会第80回大会(国際心理学会ICP2016との共同開催)
緊急時対応訓練を行う参加者の作業負荷測定 社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢 第11回日本安全学教育研究会
緊急事態から回復した成功事例からの教訓抽出の試行 社会システム研究所 上席研究員 ○作田博 第11回日本安全学教育研究会
車両安全運転に関する調査と危険運転を誘発する要因の分析 関西電力 ○池田利夫 野上雅史
社会システム研究所 副主任研究員 松井裕子 第15回情報科学技術フォーラム
緊急時対応ノンテクニカルスキル訓練の試行と課題 社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢
日本プラント・ヒューマンファクター学会

海外における放射線教育の状況 社会システム研究所 リーダー ○村井健志 日本エネルギー環境教育学会第9回全国大会

新たな車両KYTツール開発への挑戦〜講師はいつでもどこでも目の前に〜 関西電力 ○池田利夫
電力中央研究所 堤富士雄 三浦輝久 社会システム研究所 副主任研究員 松井裕子
アースインターシステムズ 鬼塚達士 田村英嗣 灘谷愛子 第75回全国産業安全衛生大会in仙台

エネルギー教育実践校卒業生の追跡調査−卒業5年後の意識調査の試み− 加古川市立加古川中学校 ○山本照久
京都教育大学 山下宏文 社会システム研究所 主席研究員 橋場隆 日本エネルギー環境教育学会第9回全国大会

緊急時対応ノンテクニカルスキル訓練の開発と試行 社会システム研究所 副所長 ○金山正樹
シンビオ社会研究会平成28年度 第2回研究懇話会

FSC(福井理科教育研究会)のエネルギー環境教育の取り組み 永平寺町立吉野小学校 ○小鍛治優 福井大学 葛生伸
福井市立明倫中学校 北倉祐二 社会システム研究所 主任研究員 大磯眞一 日本エネルギー環境教育学会第9回全国大会

放射線に関する意識調査について−学校教育関係の結果− 社会システム研究所 主任研究員 ○大磯眞一
日本エネルギー環境教育学会第11回全国大会

80

研 究業績
口頭発表等［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
社会システム研究所
2016 福井理科教育研究会(FSC)の取り組み−放射線・防災学習モデルの作成− 永平寺町立志比小学校 ○小鍛治優 福井大学 葛生伸
社会システム研究所 主任研究員 大磯眞一 日本エネルギー環境教育学会第11回全国大会
中学生向け副教材「わたしたちのくらしとエネルギー」の活用−教科書を補足する資料として活用したエネルギー教育モデル校の実践−
加古川市立加古川中学校 ○山本照久 髙谷美保 清家烈廣 原明誉 原孝彰 社会システム研究所 主席研究員 橋場隆
日本エネルギー環境教育学会第11回全国大会

2018 原子力発電所のレジリエンス・ポテンシャル特徴付けのためのRAG質問群開発 社会システム研究所 主席研究員 ○作田博
テムス研究所 北村正晴 日本原子力学会2018年春の年会
タブレットを用いたノンテクニカルスキル演習観察ツールの開発 社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢
副主任研究員 松井裕子 ジョーソンドキュメンツ 谷川裕基 テムス研究所 北村正晴 日本人間工学会第59回大会
エラーマネジメント研究(4)良好事例分析の追試行による教訓の導出 社会システム研究所 主席研究員 ○作田博
原子力安全推進協会 奈良順一 氏田博士 日本人間工学会第59回大会

教室の窓に断熱材を張ることによる断熱効果の検証実験 兵庫県立北須磨高校 ○壷井宏泰
社会システム研究所 主任研究員 田村一郎 日本エネルギー環境教育学会第11回全国大会

職場での雑談を通じた知識継承・情報共有に関する一調査 福井県立大学 ○藤野秀則
社会システム研究所 主席研究員 作田博 副所長 金山正樹 日本人間工学会第59回大会

原子力発電に対する世論−時系列変動の要因についての検討− 社会システム研究所 主任研究員 ○北田淳子
日本行動計量学会第44回大会

小集団での議論のパフォーマンスとメンバーの体動の同調性との関係 社会システム研究所 副主任研究員 ○松井裕子
副主任研究員 彦野賢 日本人間工学会第59回大会

わかりやすく伝える原子力用語 社会システム研究所 主任研究員 ○大磯眞一 日本原子力学会2016年秋の大会

原子力発電所要員の訓練状況の一例 社会システム研究所 主席研究員 ○作田博 副主任研究員 彦野賢
副主任研究員 松井裕子 副所長 金山正樹 日本学術会議 総合工学委員会 安全工学シンポジウム2018

2017 ノンテクニカルスキルに着目した緊急時対応リーダーシップ訓練の開発と実践 社会システム研究所 副所長 ○金山正樹
副主任研究員 彦野賢 副主任研究員 松井裕子 日本能率協会第39回 2017産業安全対策シンポジウム“吉田調書”からのノンテクスキル抽出と分類 社会システム研究所 副所長 ○金山正樹 副主任研究員 彦野賢
副主任研究員 松井裕子 日本人間工学会 東北支部研究会“吉田調書”の分析に基づく緊急時対応ノンテクニカルスキル訓練の開発と実践 社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢
副所長 金山正樹 副主任研究員 松井裕子 日本人間工学会 東北支部研究会
緊急事態対応訓練における発話分析の試み 社会システム研究所 副主任研究員 ○松井裕子 副主任研究員 彦野賢
日本人間工学会第58回大会
緊急時対応からみたノンテクニカルスキルに着目した現場力の強化 社会システム研究所 副所長 ○金山正樹
副主任研究員 彦野賢 副主任研究員 松井裕子 第52回電気関係事業安全セミナー
ノンテクニカルスキルに関する訓練の開発と実践 社会システム研究所 副所長 ○金山正樹
原子力構造物の高経年化に関わる維持技術の高度化に関する調査委員会
安全確認が抑制されるメカニズム−知識・技能の自信の影響に注目して− 社会システム研究所 研究員 ○藤田智博
副主任研究員 後藤学 副所長 金山正樹 九州大学 池田浩 産業・組織心理学会第33回大会
安全が求められる職務のもとでのワークモチベーションの源泉とその効果 九州大学 ○池田浩
社会システム研究所 研究員 藤田智博 副主任研究員 後藤学 副所長 金山正樹 産業・組織心理学会第33回大会
職場でのポジティブ感情経験とその効果に関する研究 社会システム研究所 副主任研究員 ○後藤学
産業・組織心理学会第33回大会

Development of methods to enhance staff membersʼ chats in refresh areas in workplaces for encouraging their knowledge sharing
福井県立大学 ○藤野秀則 飯塚恭子 島野凌 種本美里 前田美咲 京都大学 浦山大輝 石井裕剛 下田宏
立命館大学 北村尊義 社会システム研究所 副主任研究員 後藤学 副所長 金山正樹
HCII2018 (Human-Computer Interaction International 2018)
原子力発電所職場のレジリエンス性と脆弱性に気付きやすい質問群の開発 社会システム研究所 主席研究員 ○作田博
第13回日本安全学教育研究会
巨大・複雑系システムにおけるリスク想定：宇宙分野と原子力分野のコラボレーションをもとに「原子力分野でのお話し」
社会システム研究所 主席研究員 ○作田博 副所長 金山正樹 日本社会心理学会第59回大会 (socialpsychology.jp)
安全に向かうワーク・モチベーション−概念および測定尺度、
リーダーシップとの関連性− 九州大学 ○池田浩
中京大学 秋保亮太 社会システム研究所 研究員 藤田智博 副主任研究員 後藤学 副所長 金山正樹
産業・組織心理学会第34回大会
職場内コミュニケーション活性化に向けた介入研究 福井県立大学 ○藤野秀則 社会システム研究所 副主任研究員 後藤学
副所長 金山正樹 産業・組織心理学会第34回大会
ドライブレコーダー映像を使用した危険予知トレーニングツールにおける認定運転者と運転指導員の成績の比較
関西電力 ○池田利夫 社会システム研究所 副主任研究員 松井裕子 ヒューマンインタフェースシンポジウム2018
小集団議論における体動の同調傾向と課題の成績−収束型議論の場合− 社会システム研究所 副主任研究員 ○松井裕子
副主任研究員 彦野賢 日本心理学会第82回大会

リスク低減行動による安全文化醸成についての教育教材の開発 社会システム研究所 副主任研究員 ○高城美穂
主任研究員 前田典幸 日本原子力学会2017年秋の大会

Safety work motivation: Construction, measure, and relationship with leadership 九州大学 ○池田浩
中京大学 秋保亮太 社会システム研究所 准主任研究員 藤田智博 副主任研究員 後藤学 副所長 金山正樹
World Social Science Forum 2018 (WSSF2018)

安全文化を醸成するための基本的な枠組みの検討 社会システム研究所 主任研究員 ○前田典幸 副主任研究員 高城美穂
大原記念労働科学研究所 飯田裕康 日本原子力学会2017年秋の大会

福井理科教育研究会の取り組み−放射線学習絵本英語版の作成− 社会システム研究所 主任研究員 ○大磯眞一
永平寺町立志比北小学校 小鍛治優 福井大学 葛生伸 日本エネルギー環境教育学会第13回全国大会

緊急事態への対応と個人特性との関係 社会システム研究所 副主任研究員 ○松井裕子 日本心理学会第81回大会

クルックス管から発生する放射線と教材開発 永平寺町立志比北小学校 ○小鍛治優
福井大学 内田聡子 田村圭介 日本エネルギー環境教育学会第13回全国大会

緊急時対応ノンテクニカルスキル訓練の開発と実践(続報) 社会システム研究所 副所長 ○金山正樹 副主任研究員 彦野賢
副主任研究員 松井裕子 シンビオ社会研究会平成29年度 第2回研究懇談会
特に高い安全性が求められる職場の緊急時対応能力向上について 社会システム研究所 副所長 ○金山正樹
副主任研究員 ○彦野賢 原子力安全システム研究所 取締役 小澤弘士
金沢大学大学院 専攻共通科目「ビジネスとプロジェクトマネジメントⅠ」(特別講義)
放射線および原子力防災に関するコミュニケーションの調査 社会システム研究所 主任研究員 ○大磯眞一
日本原子力学会2017年春の年会
福井理科教育研究会の取り組み−放射線・防災学習モデルの実践− 社会システム研究所 主任研究員 ○大磯眞一
永平寺町立志比小学校 小鍛治優 福井大学 葛生伸 日本エネルギー環境教育学会第12回全国大会
アクティブラーニングによるエネルギーミックス教育 社会システム研究所 主任研究員 ○大磯眞一
日本原子力学会2017年秋の大会

社会システム研究所 主任研究員 大磯眞一

大学生に対するエネルギー環境教育の効果 社会システム研究所 主任研究員 ○大磯眞一 日本原子力学会2018年秋の大会
2019 大規模・複雑系システムにおけるリスク想定 社会システム研究所 主席研究員 ○作田博 副主任研究員 彦野賢
副所長 金山正樹 第462回関西社会心理学研究会
インシデントコマンドシステムの習熟に対するノンテクニカルスキル訓練の有効性 社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢
副主任研究員 松井裕子 関西電力 長嶋一史 日本原子力学会2019年春の年会良好事例分析から教訓を抽出する試み 原子力安全推進協会 ○氏田博士 東京パワーテクノロジー 庄司深也
社会システム研究所 主席研究員 作田博 日本人間工学会 東北支部研究会
Resilience Assessment Grid(RAG) for Facilitating Safety Consciousness of Nuclear Power Plant Personnel
テムス研究所 ○北村正晴 社会システム研究所 主席研究員 作田博 8th Resilience Engineering Associationʼs Symposium

継続調査による原子力発電に対する世論の測定(11)−2016年10月の調査結果− 社会システム研究所 主任研究員 ○北田淳子
日本原子力学会2017年秋の大会

Analyses of Fukushima-Daiichi Accident and Other Seven Cases from Good Practice Viewpoint
環境安全学研究所 ○氏田博士 社会システム研究所 主席研究員 作田博
21st International Conference on Human-Computer Interaction

A study of Japanese people's awareness about radiation after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident
社会システム研究所 主任研究員 ○大磯眞一 SRA 2017 Annual Meeting (国際リスク分析学会2017年度大会)

レジリエンス・アセスメント・グリッドを活用した潜在リスク気付き研修の試運用について テムス研究所 ○北村正晴
社会システム研究所 主席研究員 作田博 第14回日本安全学教育研究会

2018 現場緊急時対応訓練を題材とした産学連携の取組み 社会システム研究所 副主任研究員 ○彦野賢 副所長 金山正樹
原子力安全システム研究所 取締役 小澤弘士 金沢工業大学 岡部幸徳 日本原子力学会2018年春の年会

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82

研究業績
口頭発表等
［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
社会システム研究所
2019 ワークモチベーションの源泉としての自己価値充足モデルの検討 九州大学 ○池田浩 中京大学 秋保亮太
社会システム研究所 准主任研究員 藤田智博 副主任研究員 後藤学 副所長 金山正樹 産業・組織心理学会第35回大会
安全の現場に求められるリーダーシップの検討 中京大学 ○秋保亮太 九州大学 池田浩
社会システム研究所 准主任研究員 藤田智博 副主任研究員 後藤学 副所長 金山正樹 産業・組織心理学会第35回大会
科学観の変動メカニズムの計量社会学的研究 社会システム研究所 准主任研究員 ○藤田智博 第92回日本社会学会大会
福井県におけるエネルギー環境教育の普及・促進 社会システム研究所 主任研究員 ○大磯眞一 日本原子力学会2019年春の年会“Hello! Radiation” Project ‒ A Picture Book of Radiation Awareness for mothers and young children
社会システム研究所 客員研究員 ○高木利恵子 主任研究員 大磯眞一 エネルギーリテラシー研究所 秋津裕
WiN-Global2019第27回年次大会
福井理科教育研究会の取組み−アクティブラーニングを活用したエネルギー環境教育の取組み−
社会システム研究所 主任研究員 ○大磯眞一 永平寺町立志比北小学校 小鍛治優 越前市立花筐小学校 竹澤秀之
福井大学 葛生伸 日本エネルギー環境教育学会第14回全国大会
知ることから始めよう−放射線・高レベル放射性廃棄物の学習などを通して− 福井市立酒生小学校 〇北倉祐治
日本原子力研究開発機構 宮下洋一 柴田直昌 社会システム研究所 主任研究員 大磯眞一
日本エネルギー環境教育学会第14回全国大会

原子力発電世論の力学−長期継続調査のデータを読み解く 社会システム研究所 主席研究員 北田淳子
同志社大学 文化情報学研究科 設置科目
「共通シンポジウム」①福井県における理科を中心としたエネルギー環境教育の普及 社会システム研究所 主席研究員 〇大磯眞一
日本エネルギー環境教育学会2021年度大会②エネルギー環境教育を指向する自由研究のテーマとその内容−探究的な取り組みを重視したエネルギー環境教育−
きいぱす 〇小鍛治優 橋場隆 社会システム研究所 主席研究員 大磯眞一 日本エネルギー環境教育学会2021年度大会
継続調査による原子力発電に対する世論の測定(13) (1)新型コロナウイルス感染症と原子力発電への意識
社会システム研究所 副主任研究員 藤田智博 日本原子力学会2021年秋の大会
継続調査による原子力発電に対する世論の測定(13) (2)原子力発電による石炭火力代替の受容性
社会システム研究所 主席研究員 北田淳子 日本原子力学会2021年秋の大会
安全の現場に求められるワークモチベーション：安全志向のワークモチベーションをめぐる研究について
社会システム研究所 副主任研究員 藤田智博 化学工学会安全部会 安全サロン
新しい放射線学習と教材開発 社会システム研究所 主席研究員 大磯眞一 きいぱす 小鍛治優
永平寺町立永平寺中学校 伊藤慧 きいぱす 橋場隆 日本理科教育学会 2021年度北陸支部大会

紫外線の生物影響と修復Part.1 永平寺町立志比北小学校 ○小鍛治優 社会システム研究所 主任研究員 大磯眞一
福井大学 田中幸枝 藤井豊 日本エネルギー環境教育学会第14回全国大会

2022 継続調査はウェブ調査によって代替可能か？−訪問留置法とウェブ調査の比較−
社会システム研究所 副主任研究員 藤田智博 日本原子力学会2022年春の年会継続調査による原子力発電に対する世論の測定(12)−異常気象は原子力発電の有用性認識を高めたか−
社会システム研究所 主席研究員 北田淳子 日本原子力学会2019年秋の大会

技術システム研究所

幼児用教材の開発に関する研究(平成24年度・自主研究) 社会システム研究所 主任研究員 ○大磯眞一
SRA(国際リスク分析学会)2019年大会
2020 インシデントコマンドシステムの運用も含むノンテクニカルスキル訓練の試行 社会システム研究所 副主任研究員 〇彦野賢
主任研究員 松井裕子 日本原子力学会2020年春の年会

2012 Estimation of Elastic-Plastic Fracture Toughness by Numerical Simulation Based on a Ductile Crack Initiation Criterion
技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 The 9th International Conference on Structural Integrity of Nuclear Components
Micro tensile tests on irradiated stainless steel 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司 研究員 三浦照光
主任研究員 藤井克彦 日本核燃料開発 橘内祐寿 ICG-EAC2012 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)

ノンテクニカルスキルに着目した緊急時対応訓練(たいかん訓練) 社会システム研究所 副主席研究員 〇彦野賢
産業・組織心理学会 第137回部門別研究会

Effect of Diffusion Ahead of Crack-tips prior to SCC Advance of CW Alloy 690 技術システム研究所 主席研究員 ○有岡孝司
客員研究員 宮本友樹 副主任研究員 山田卓陽 研究員 青木政徳 ICG-EAC2012 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)

ノンテクニカルスキル訓練における振り返りの効果−複数回参加者の行動変化− 社会システム研究所 副主任研究員 〇彦野賢
主任研究員 松井裕子 日本人間工学会第61回大会

Development of a Phased Array TOFD UT Method to Measure Depth of SCCs in Dissimilar Welds
技術システム研究所 主任研究員 ○石田仁志 非破壊検査 北阪純一
9th International Conference on NDE in Relation to Structural Integrity for Nuclear and Pressurized Components

SenseChairによる意見発散課題におけるコミュニケーションとうなずきの関係性に関する検討
社会システム研究所 主任研究員 松井裕子 副主任研究員 彦野賢 大阪大学 ○西村賢人 伊藤雄一 藤田和之 尾上孝雄
大阪経済大学 藤原健 電子情報通信学会 ヒューマンコミュニケーション基礎(HCS)研究会

平板試験片を用いた引張圧縮荷重下での疲労き裂進展試験 技術システム研究所 研究員 ○川久保政洋 主任研究員 釜谷昌幸
神戸工業試験場 山東正太郎 日本材料学会第61期通常総会・学術講演会

安全を高める新しい安全モチベーション・モデルの検証 社会システム研究所 准主任研究員 藤田智博 副主任研究員 後藤学主任研究員 河合学 九州大学 池田浩 福井県立大学 藤野秀則 大阪大学 秋保亮太 日本心理学会第84回大会

画像相関法による表面き裂の開閉口挙動の観察 技術システム研究所 研究員 ○川久保政洋 主任研究員 釜谷昌幸
日本材料学会第61期通常総会・学術講演会

原子力発電所の安全文化評価の方策検討データ収集のための質問紙の試作 社会システム研究所 副主任研究員 ○高城美穂
大原記念労働科学研究所 余村朋樹 前田典幸 井上枝一郎 日本原子力学会2020年秋の大会

膜圧式疲労試験装置によるオーステナイト系ステンレス鋼の等二軸疲労試験 技術システム研究所 研究員 ○辻峰史
研究員 川久保政洋 主任研究員 釜谷昌幸 日本材料学会第61期通常総会・学術講演会

米欧アジアにおける原子力発電に対する世論の考察 社会システム研究所 主席研究員 ○大磯眞一
日本原子力学会2020年春の年会

316ステンレス鋼における疲労き裂進展速度とひずみ拡大係数との相関 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
研究員 川久保政洋 日本材料学会第61期通常総会・学術講演会

原子力発電世論の力学 社会システム研究所 主席研究員 北田淳子 日本世論調査協会令和2年9月研究会
原子力発電世論の力学 社会システム研究所 主席研究員 ○北田淳子 日本原子力学会2020年秋の大会

316ステンレス鋼における微視組織的微小き裂の発生および成長挙動 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
研究員 川久保政洋 神戸工業試験場 山東正太郎 日本材料学会第61期通常総会・学術講演会

小学校理科の電気学習における回路マーカーの利用 きいぱす 〇小鍛治優 社会システム研究所 主席研究員 大磯眞一
福井大学 葛生伸 日本理科教育学会 2020年度北陸支部大会

SM490鋼のスモールパンチ変形・破壊特性に及ぼす塑性ひずみの影響 鹿児島大学 ○土山祥弘 駒崎慎一
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 研究員 川久保政洋 日本材料学会第61期通常総会・学術講演会

放射線および原子力防災学習モデルの作成と実践 社会システム研究所 主席研究員 大磯眞一
日本理科教育学会 2020年度北陸支部大会

Change in GB Strength and Composition prior to SCC initiation 技術システム研究所 主席研究員 ○有岡孝司
QMN(Quantitative Micro-Nano Project)-3(第3回SCC予測のための定量的マイクロナノアプローチに関する国際会議)

原子力発電世論の力学 社会システム研究所 主席研究員 ○北田淳子 原子力システム研究懇話会 第299回定例懇談会(講演会)

円管内オリフィス下流域における壁面せん断応力の時間平均と変動成分 金沢大学 ○木綿隆弘
技術システム研究所 研究員 歌野原陽一 リーダー 中村晶 金沢大学 山田紘司 菅原康弘 木村繁男 小松信義 中道淳平
日本機械学会 第17回動力・エネルギー技術シンポジウム

2021 Results from the Practice of Emergency Response Training (ECOTEC) 社会システム研究所 副主任研究員 〇彦野賢
主任研究員 松井裕子 STSS2021(2021年度シンビオ社会技術システム国際シンポジウム)
Comparison of the experienced and novice worker behaviors during transformer patrols
社会システム研究所 主任研究員 松井裕子 副主任研究員 彦野賢 STSS/ISOFIC/ISSNP2021
組織の安全文化の自己評価方法の検討 社会システム研究所 副主任研究員 〇高城美穂
大原記念労働科学研究所 余村朋樹 前田典幸 井上枝一郎 日本リスク学会第34回年次大会

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2021 原子力発電世論の力学 社会システム研究所 主席研究員 北田淳子
日本原子力学会 中部支部 原子力エネルギーシステム研究委員会 第28回公開シンポジウム

流れ加速型腐食の腐食速度に与えるオリフィス口径の影響 技術システム研究所 研究員 ○長屋行則
リーダー 中村晶 主席研究員 村瀬道雄 日本機械学会 第17回動力・エネルギー技術シンポジウム

研究員

歌野原陽一

配管減肉管理高度化に向けた最新技術知見(P-SCCⅡ-3分科会報告) 電力中央研究所 ○稲田文夫 東北大学 渡邉豊
日本原子力発電 大平拓 技術システム研究所 リーダー 中村晶 東京電力 高森謙郎
日本機械学会 第17回動力・エネルギー技術シンポジウム

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研究業績
口頭発表等
［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
技術システム研究所
2012 軸方向き裂を有する鋳造ステンレス鋼管の破壊評価方法 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
日本機械学会 第17回動力・エネルギー技術シンポジウム
A study on PWSCC mechanism of Ni based alloys considering a role of hydrogen in the metals and electrochemical
reaction at the crack tip 技術システム研究所 主席研究員 ○戸塚信夫
International Boiling Water Reactor and Pressurized Water Reactor Materials Reliability Conference
Cuクラスタ形成に対する応力下照射の影響 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
九州大学応用力学研究所研究集会
高経年化技術評価の高度化：配管系の熱疲労評価 東京大学 ○笠原直人 福井大学 伊藤隆基 長岡技術科学大学 岡崎正和
東芝 奥田幸彦 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 リーダー 中村晶 伊藤忠テクノソリューションズ 中村均
テプコシステムズ 町田秀夫 日本保全学会第9回学術講演会
T字配管合流部に生じる温度変動の数値解析による評価−LES Dynamicによる格子影響評価−
技術システム研究所 研究員 ○歌野原陽一 リーダー 中村晶 研究員 三好弘二 東京大学 笠原直人
日本保全学会第9回学術講演会
使用済燃料ピット水面から空気への蒸発熱流束 技術システム研究所 主任研究員 ○柳千裕 主席研究員 村瀬道雄
リーダー 吉田至孝 日本混相流学会年会講演会2012
PWRホットレグ気液対向流の二流体モデル計算の高圧への適用 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
研究員 歌野原陽一 主任研究員 柳千裕 大阪大学 高田孝 山口彰 神戸大学 冨山明男 日本混相流学会年会講演会2012
鉛直管下端における気液対向流制限に関する研究 神戸大学 ○土井大我 技術システム研究所 研究員 川崎郁夫
主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 細川茂雄 冨山明男 日本混相流学会年会講演会2012
蒸発伝熱共存高温水から冷空気流への対流熱伝達に関する研究 信州大学 ○廣田竜也 小泉安郎 山路達也
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 日本混相流学会年会講演会2012
Crack growth monitoring by strain measurements 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
Symbio International Workshop 2012
SCC発生潜伏期間での粒界結合力と粒界組成の変化 技術システム研究所 主席研究員 ○有岡孝司
関西原子力懇談会 第1回原子力構造物の高経年化に関わる維持技術の高度化に関する調査委員会
管内オリフィス下流における流れ加速型腐食と壁面せん断応力との関係 技術システム研究所 研究員 ○歌野原陽一
研究員 長屋行則 リーダー 中村晶 主席研究員 村瀬道雄 金沢大学 木綿隆弘 菅原康裕 山田紘司
日本機械学会2012年度年次大会
液滴衝撃エロージョン(LDI)の新知見 新潟大学 ○藤澤延行 電力中央研究所 森田良
技術システム研究所 リーダー 中村晶 新潟大学 山縣貴幸 日本機械学会2012年度年次大会
水平流路底面加熱時強制対流下での熱伝達への自然対流の影響に関する研究 信州大学 ○廣田竜也 小泉安郎 山路達也
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 日本機械学会2012年度年次大会
A definition of fatigue crack initiation of stainless steel based on SEM and EBSD observation ※ポスター発表
技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 研究員 川久保政洋
International Conference on Fatigue Damage of Structural Materials IX
熱時効した2相ステンレス鋼フェライト中の析出相に対する照射効果 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 日本金属学会2012年秋期大会
Heイオン照射したステンレス鋼の超微小引張試験 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司 研究員 三浦照光
主任研究員 藤井克彦 日本金属学会2012年秋期大会
冷間加工を受けたニッケル基合金の破壊靭性値に及ぼす溶存水素の影響 技術システム研究所 主任研究員 ○福村卓也
主席研究員 戸塚信夫 日本原子力学会2012年秋の大会
原子炉容器鋼の照射脆化に対する応力下照射の影響 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
京都大学 笠田竜太 木村晃彦 日本原子力学会2012年秋の大会
原子力防災用公衆防護措置範囲予測技術(R-Cubic)の開発−(6)BWR放射性物質放出量の比較計算−技術システム研究所 リーダー ○吉田至孝 日本原子力学会2012年秋の大会
使用済燃料ピット水温の評価 (8)放射伝熱の影響 技術システム研究所 主任研究員 ○柳千裕 主席研究員 村瀬道雄
関西電力 楠木貴世志 日本原子力学会2012年秋の大会
高照射ステンレス鋼の粒界破壊挙動 技術システム研究所 研究員 ○三浦照光 主任研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
日本核燃料開発 橘内裕寿 日本原子力学会2012年秋の大会

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2012 リフラックス冷却時におけるホットレグでの気液対向流挙動 (17)二流体モデル気液界面抗力相関式の高圧への適用
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 歌野原陽一 主任研究員 柳千裕 大阪大学 高田孝 山口彰
神戸大学 冨山明男 日本原子力学会2012年秋の大会
平成23年度関西電力原子力総合防災訓練のプラント事象進展シナリオ解析 技術システム研究所 研究員 ○米本幸弘
研究員 川崎郁夫 リーダー 吉田至孝 シー・エス・エー・ジャパン 建部恭成
（元）INSS 関西電力 南則敏（元）INSS
日本原子力学会2012年秋の大会
フェーズドアレイ非対称ビームTOFD法によるNi基合金溶接部SCCの測定 技術システム研究所 主任研究員 ○石田仁志
非破壊検査 北阪純一 遠藤賢 日本原子力学会2012年秋の大会
小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用 (2)破断口条件感度解析 技術システム研究所 研究員 ○木下郁男
客員研究員 鳥毛俊秀 MHI原子力エンジニアリング 山田実 日本原子力学会2012年秋の大会
小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用 (3)露出炉心熱伝達モデルの不確かさの定量化技術システム研究所 客員研究員 ○鳥毛俊秀 研究員 木下郁男 MHI原子力エンジニアリング 山田実
日本原子力学会2012年秋の大会
FACによる減肉予測の高度化とシステム安全評価への適用7. FAC発生予測における質量移行係数と減肉速度の関係
名古屋大学 ○辻義之 猪飼太郎 恒吉達也 田中鉄平 近藤昌也 技術システム研究所 リーダー 中村晶研究員 長屋行則 研究員 歌野原陽一 主席研究員 村瀬道雄 日本原子力学会2012年秋の大会
平成23年度福井県原子力防災訓練のシナリオ解析 技術システム研究所 研究員 ○川崎郁夫 リーダー 吉田至孝
シー・エス・エー・ジャパン 建部恭成
（元）INSS 日本原子力発電 藤井敬治 原電情報システム 根岸孝行
日本原子力学会2012年秋の大会
非常用ディーゼル発電機のコンピュータシミュレーションによる過渡性能評価 技術システム研究所 副主任研究員 ○嶋田善夫
日本原子力学会2012年秋の大会
ステンレス鋼における平均応力効果 技術システム研究所 研究員 ○川久保政洋 主任研究員 釜谷昌幸
日本機械学会 M&M2012材料力学カンファレンス
PWSCCの基本メカニズムに関する考察 技術システム研究所 主席研究員 ○戸塚信夫
腐食防食協会2012年度秋期講演大会 第59回材料と環境討論会
Study on a Method to Estimate Seismic Response Reduction Coefficient for Liquid Storage Tanks
技術システム研究所 主任研究員 ○前川晃 15th World Conference on Earthquake Engineering (15WCEE)
Fatigue life estimation model based on crack growth analysis 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
研究員 川久保政洋 日仏セミナー
A pressurized disc fatigue testing system for equi-biaxial fatigue test 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
研究員 辻峰史 日仏セミナー
Numerical Simulation of Fluid Temperature Fluctuation using CFD for the Evaluation of the Thermal Load in a T-junction pipe
技術システム研究所 リーダー ○中村晶 日仏セミナー
Potential Dependence of SCC of Welded and Cast Stainless Steels in High-Temperature Water -The effect of long term
thermal aging on SCC Growth- 技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽 関西電力 寺地巧（元）INSS
技術システム研究所 客員研究員 宮本友樹 研究員 青木政徳 主席研究員 有岡孝司
Nuclear Plant Chemistry Conference 2012
PWRホットレグでの気液対向流の数値シミュレーション 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 歌野原陽一
研究員 木下郁男 日本機械学会 第25回計算力学講演会
配管の熱疲労評価法の高度化を目的とした配管合流部の温度変動の数値解析 技術システム研究所 リーダー ○中村晶研究員 歌野原陽一 研究員 三好弘二 東京大学 笠原直人 日本機械学会 第25回計算力学講演会
Role of Cavity Formation on Crack Advance and Hydrogen Enhanced Cavity Formation
技術システム研究所 主席研究員 ○有岡孝司 222回アメリカ電気化学学会
Ni基合金溶接部SCCのフェーズドアレイ非対称TOFD法とマルチアングル合成法による深さサイジング, その１
技術システム研究所 リーダー ○石田仁志 非破壊検査 北阪純一 遠藤賢 日本非破壊検査協会平成24年度秋季講演大会
Ni基合金溶接部SCCのフェーズドアレイ非対称TOFD法とマルチアングル合成法による深さサイジング, その２
非破壊検査 ○遠藤賢 北阪純一 技術システム研究所 リーダー 石田仁志 日本非破壊検査協会平成24年度秋季講演大会
Effect of ion irradiation on spinodal decomposition of ferrite in duplex stainless steel
技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 NuMat 2012 (the Nuclear Materials conference)
Micro tensile testing for He-implanted stainless steel 技術システム研究所 研究員 ○三浦照光 主任研究員 藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 NuMat 2012 (the Nuclear Materials conference)86

研 究業績
口頭発表等［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
技術システム研究所
2012 He注入したステンレス鋼の破壊特性 技術システム研究所 研究員 ○三浦照光 主任研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
東北大学金属材料研究所ワークショップ「より安全・安心な原子力のために材料研究者ができることは何か？」
2相ステンレス鋼の照射効果 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
東北大学金属材料研究所ワークショップ「より安全・安心な原子力のために材料研究者ができることは何か？」
Development and Validation of a Method to Measure Vibrational Stress of Small-Bore Piping Using Contactless
Displacement Sensors 技術システム研究所 研究員 ○辻峰史 主任研究員 前川晃 副主任研究員 高橋常夫
1st International Conference on Maintenance Science and Technology Tokyo 2012 (ICMST Tokyo 2012)
Re-examination of Grand Desirn for Fatigue Evalution 大阪大学 ○中村隆夫 西朋秀 技術システム研究所主任研究員 釜谷昌幸 1st International Conference on Maintenance Science and Technology for Nuclear Power Plants(第1回保全科学技術に係る国際会議)
き裂進展に基づく変動荷重下の疲労寿命予測 技術システム研究所 研究員 ○川久保政洋 主任研究員 釜谷昌幸
日本材料学会 第31回疲労シンポジウム
マイクロフォンによる配管外部からのキャビテーション状態の検知 関西電力 長屋行則
（元）INSS
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 第16回キャビテーションシンポジウム
原子力機器材料の種類とその適用例 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司
日本溶接協会 原子力構造機器の材料、
設計、
施工、
検査、
維持に関する講習会
Fast Finite Element Analysis of Weld Residual Stress in Large-Diameter Thick-Walled Stainless Steel Pipe Joints andExperimental Validation 技術システム研究所 主任研究員 ○前川晃 大阪大学 芹澤久 中長啓治 村川英一
International Symposium on Visualization in Joining & Welding Science through Advanced Measurements andSimulation (Visual-JW2012)
EBSD解析によるステンレス鋼の疲労損傷検出の検討(TEM観察との比較)
熊本大学 ○黒田雅利 森貴之 安永和史 大西宏幸 山田輝明 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
日本機械学会 第20回機械材料・材料加工技術講演会
He注入したステンレス鋼の粒界破壊 技術システム研究所 研究員 ○三浦照光 主任研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
京都大学原子炉実験所ワークショップ「材料照射効果と応用」
2013 原子炉容器管台のNi基合金溶接部のSCCを対象とした最新の超音波探傷手法−フェーズドアレイ非対称ビームTOFD超音波探傷法とマルチアングル合成法の組み合わせの開発− 技術システム研究所 リーダー ○石田仁志
関西原子力懇談会 原子力構造物の高経年化に関わる維持技術の高度化に関する調査委員会

小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用 (4)総合効果試験解析
技術システム研究所 研究員 ○木下郁男 客員研究員 鳥毛俊秀 主席研究員 村瀬道雄 リーダー 吉田至孝
日本原子力研究開発機構 中村秀夫 日本原子力学会2013年春の年会
2相ステンレス鋼の照射効果 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
日本原子力学会2013年春の年会
超微小引張試験によるHe注入したステンレス鋼の粒界破壊 技術システム研究所 研究員 〇三浦照光 主任研究員 藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 日本原子力学会2013年春の年会
冷間加工炭素鋼の高温水中応力腐食割れに及ぼすキャビティ生成の役割 その1. き裂進展試験からの検討
技術システム研究所 研究員 ○青木政徳 副主任研究員 山田卓陽 客員研究員 宮本友樹 主席研究員 有岡孝司
日本原子力学会2013年春の年会
冷間加工炭素鋼の高温水中応力腐食割れに及ぼすキャビティ生成の役割 その2. き裂発生試験からの検討
技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽 研究員 青木政徳 客員研究員 宮本友樹 主席研究員 有岡孝司
日本原子力学会2013年春の年会
定常RANS計算による流れ場と流れ加速型腐食の評価 技術システム研究所 研究員 ○歌野原陽一 リーダー 中村晶主席研究員 村瀬道雄 研究員 釜堀孝一 関西電力 長屋行則
（元）
INSS 日本原子力学会2013年春の年会
非接触型変位計を用いた小口径配管の振動応力評価手法の開発 技術システム研究所 研究員 ○辻峰史 主任研究員 前川晃
副主任研究員 高橋常夫 日本原子力学会2013年春の年会
オリフィス下流におけるFAC減肉速度とLDVによる流れ場計測結果の比較 技術システム研究所 研究員 ○釜堀孝一
研究員 歌野原陽一 リーダー 中村晶 主席研究員 村瀬道雄 日本原子力学会2013年春の年会
配管系地震応答への配管系支持構造物の破損モードの影響検討 技術システム研究所 副主任研究員 ○高橋常夫
主任研究員 前川晃 日本原子力学会2013年春の年会
Progress in understanding of irradiation-induced degradation of structural materials in light water reactors
技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司 日本原子力学会2013年春の年会 核融合工学部会、材料部会合同セッション「日韓
合同セミナー 日韓核融合研究、材料研究のいま」
球状圧子ナノインデンテーションによるイオン照射材の機械特性評価 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 日本金属学会2013年春期大会

原子炉の分岐配管における潜り込み現象に関する研究 神戸大学 ○土藏孝博 杉本勝美 竹中信幸
技術システム研究所 研究員 三好弘二 リーダー 中村晶 日本機械学会 関西支部 平成24年度関西学生卒業研究発表講演会

一般構造用圧延鋼材およびステンレス鋼材の低サイクル衝撃疲労強度 大阪府立大学 ○小枝祐也 三村耕司 楳田努 陸偉
河之口敦史 技術システム研究所 主任研究員 前川晃 副主任研究員 高橋常夫 日本材料学会第62期通常総会・学術講演会

中性子回析による原子力配管の溶接残留応力測定 技術システム研究所 主任研究員 ○前川晃 平成24年度第2回残留ひずみ・応力解析研究会

膜圧式疲労試験装置による等二軸疲労試験−ステンレス鋼の疲労寿命− 技術システム研究所 研究員 ○辻峰史
主任研究員 釜谷昌幸 日本材料学会第62期通常総会・学術講演会

反復サブストラクチャー法を用いた高速溶接シミュレーションの高度化と検証 技術システム研究所 主任研究員 ○前川晃
大阪大学 河原充 芹澤久 村川英一 日本原子力学会2013年春の年会
T字合流配管の温度ゆらぎ現象の数値解析−LES Dynamic SGSにおける温度場の差分スキームの影響−
技術システム研究所 リーダー ○中村晶 研究員 歌野原陽一 研究員 三好弘二 日本原子力学会2013年春の年会
小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用 (5)燃料棒に関わる重要現象感度解析
技術システム研究所 客員研究員 ○鳥毛俊秀 研究員 木下郁男 MHI原子力エンジニアリング 山田実
日本原子力学会2013年春の年会
Ｔ字配管の熱応力予測手法の開発に向けた管壁温度測定 技術システム研究所 研究員 ○三好弘二 リーダー 中村晶
日本原子力学会2013年春の年会
鋳造ステンレス鋼配管溶接部の大型振動子探触子による超音波探傷試験のシミュレーション解析
技術システム研究所 リーダー ○石田仁志 日本原子力学会2013年春の年会
鋳造ステンレス鋼配管溶接部における軸方向き裂の大型振動子探触子による超音波探傷試験
技術システム研究所 主任研究員 ○西川嘉人 リーダー 石田仁志 原子力エンジニアリング 黒住保夫
（元）INSS
日本原子力学会2013年春の年会

PWR一次系環境下におけるステンレス鋼の疲労寿命低下要因 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
日本材料学会 学術講演会
Solute clustering under irradiation in stainless steels 技術システム研究所 主任研究員 藤井克彦 主席研究員 ○福谷耕司
ICG-EAC2013 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)
SCC growth of CW Ni-Cr-Fe Alloys in PWR primary water 技術システム研究所 主席研究員 ○有岡孝司 副主任研究員
山田卓陽 研究員 青木政徳 客員研究員 宮本友樹 ICG-EAC2013 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)
Formation of cluster with different hardening efficiency based on irradiation conditions
技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
The 17th meeting of the International Group on Radiation Damage Mechanisms in Pressure Vessel Steels (IGRDM-17)
高温水から冷空気流への蒸発伝熱共存対流熱伝達に関する研究(第2報) 信州大学 ○廣田竜也 山路達也 小泉安郎
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 第50回日本伝熱シンポジウム
Role of Diffusion of Vacancy in Materials lead to SCC initiation 技術システム研究所 主席研究員 ○有岡孝司
QMN(Quantitative Micro-Nano Project)-4 (第4回SCC予測のための定量的マイクロナノアプローチに関する国際会議)

PWR一次系模擬水中での照射ステンレス鋼の腐食挙動 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司 リーダー 西岡弘雅
主任研究員 藤井克彦 日本核燃料開発 橘内裕寿 日本原子力学会2013年春の年会

鉛直管下端での気液対向流制限の数値シミュレーション 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 歌野原陽一
主任研究員 柳千裕 大阪大学 高田孝 山口彰 神戸大学 冨山明男 日本機械学会 第18回動力・エネルギー技術シンポジウム

リフラックス冷却における蒸気発生器Ｕ字管での熱流体挙動 (1)背景と研究計画 技術システム研究所 研究員 ○川崎郁夫
主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 冨山明男 日本原子力学会2013年春の年会

配管減肉管理法の改良・実用化に向けた調査研究(2)−減肉に関する最新知見と技術知見の拡充−
技術システム研究所 リーダー ○中村晶 研究員 歌野原陽一 福井大学 服部修次
電力中央研究所 森田良 内山雄太 名古屋大学 近藤昌也 日本機械学会 第18回動力・エネルギー技術シンポジウム

リフラックス冷却における蒸気発生器Ｕ字管での熱流体挙動 (2)下端CCFL空気・水実験 神戸大学 ○藤井雄基 土井大我
細川茂雄 冨山明男 技術システム研究所 研究員 川崎郁夫 主席研究員 村瀬道雄 日本原子力学会2013年春の年会

872013 リフラックス冷却における蒸気発生器Ｕ字管での熱流体挙動 (3)下端CCFL空気・水実験の数値シミュレーション
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 歌野原陽一 主任研究員 柳千裕 大阪大学 高田孝 山口彰
神戸大学 冨山明男 日本原子力学会2013年春の年会

88

研 究業績
口頭発表等［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
技術システム研究所
2013 T字配管の熱応力予測手法の開発に向けた管壁温度測定 技術システム研究所 研究員 ○三好弘二 リーダー 中村晶研究員 歌野原陽一 日本機械学会 第18回動力・エネルギー技術シンポジウム
T字配管合流部に生じる温度変動のLESによる評価−計算格子と上流境界条件の影響評価−
技術システム研究所 研究員 ○歌野原陽一 リーダー 中村晶 研究員 三好弘二 東京大学 笠原直人
日本機械学会 第18回動力・エネルギー技術シンポジウム
プラント内の枝配管における流動現象の解明 神戸大学 ○土蔵孝博 杉本勝美 竹中信幸
技術システム研究所 研究員 三好弘二 リーダー 中村晶 日本機械学会 第18回動力・エネルギー技術シンポジウム
配管減肉管理法の改良・実用化に向けた調査研究−(1)分科会活動計画と活動状況−
電力中央研究所 ○稲田文夫 東北大学 渡邉豊 日本原子力発電 大平拓 技術システム研究所 リーダー 中村晶
日本機械学会 第18回動力・エネルギー技術シンポジウム
オリフィスの絞り比を変えたときの流れ場 技術システム研究所 研究員 ○釜堀孝一 研究員 歌野原陽一 リーダー 中村晶主席研究員 村瀬道雄 関西電力 長屋行則
（元）
INSS 日本機械学会 第18回動力・エネルギー技術シンポジウム
温水から空気への蒸発を伴う熱伝達に関する研究(第2報) 信州大学 ○山路達也 廣田竜也 小泉安郎
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 日本機械学会 第18回動力・エネルギー技術シンポジウム
原子炉一次系配管溶接部の残留応力予測シミュレーションの高度化 技術システム研究所 主任研究委員 ○前川晃
日本溶接協会 溶接構造研究委員会
予測･監視融合による配管減肉管理 3. オリフィス下流での減肉速度測定 技術システム研究所 リーダー ○中村晶研究員 歌野原陽一 主席研究員 村瀬道雄 研究員 釜堀孝一 関西電力 長屋行則
（元）
INSS 日本保全学会第10回学術講演会
実機照射材を用いた照射誘起応力腐食割れ研究 技術システム研究所 リーダー ○西岡弘雅 主席研究員 福谷耕司
主任研究員 藤井克彦 日本核燃料開発 橘内裕寿 日本保全学会第10回学術講演会
鋳造ステンレス鋼配管溶接部における軸方向き裂の大型振動子探触子による超音波探傷試験とシミュレーション解析
技術システム研究所 主任研究員 ○西川嘉人 リーダー 石田仁志 日本保全学会第10回学術講演会
固有ひずみ法を用いた厚肉配管溶接継手の残留応力分布測定−開先形状の違いによる比較−
技術システム研究所 主任研究員 ○前川晃 大阪大学 中長啓治 佐藤玲子 日本保全学会第10回学術講演会
き裂成長予測に基づく疲労評価法の検討 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 大阪大学 中村隆夫
日本保全学会第10回学術講演会
小口径配管の振動評価基準に関する検討 技術システム研究所 研究員 ○辻峰史 主任研究員 前川晃 主任研究員 高橋常夫
コベルコ科研 加藤稔 鳥越裕一 日本保全学会第10回学術講演会
疲労評価グランドデザインの新たな構築に向けて 大阪大学 ○中村隆夫 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
日本保全学会第10回学術講演会
実機供用2相ステンレス鋳鋼の熱時効評価 技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽 主任研究員 藤井克彦
研究員 青木政徳 主席研究員 有岡孝司 日本保全学会第10回学術講演会
試験片表面観察に基づく微小疲労き裂成長予測モデルの検討 大阪大学 ○阿部茂樹 西朋秀 中村隆夫
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本保全学会第10回学術講演会
配管系の熱疲労評価技術の開発 東京大学 ○笠原直人 立命館大学 伊藤隆基 長岡技術科学大学 岡崎正和 東芝 奥田幸彦
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 リーダー 中村晶 伊藤忠テクノソリューションズ 中村均
テプコシステムズ 町田秀夫 三菱総合研究所 松本昌昭 日本保全学会第10回学術講演会
ロッドバンドルにおける停滞水条件でのボイド率の数値シミュレーション 技術システム研究所 主任研究員 ○柳千裕
主席研究員 村瀬道雄 大阪大学 高田孝 山口彰 神戸大学 冨山明男 日本混相流学会 混相流シンポジウム2013

89

2013 リフラックス冷却における蒸気発生器Ｕ字管での熱流体挙動 (4)下端CCFL蒸気・水実験 神戸大学 ○藤井雄基 土井大我
細川茂雄 冨山明男 技術システム研究所 研究員 川崎郁夫 主席研究員 村瀬道雄 日本原子力学会2013年秋の大会
リフラックス冷却における蒸気発生器Ｕ字管での熱流体挙動 (5)下端CCFLへの流体物性値の影響に対する数値解析
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 歌野原陽一 主任研究員 柳千裕 大阪大学 高田孝 山口彰
神戸大学 冨山明男 日本原子力学会2013年秋の大会
リフラックス冷却における蒸気発生器Ｕ字管での熱流体挙動 (6)下端CCFL相関式の導入
技術システム研究所 研究員 ○川崎郁夫 主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 冨山明男 日本原子力学会2013年秋の大会
小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用 (6)重要現象に係るモデルの不確かさの定量化(炉心内相間摩擦)技術システム研究所 研究員 ○木下郁男 客員研究員 鳥毛俊秀 MHI原子力エンジニアリング 山田実
日本原子力学会2013年秋の大会
小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用 (7)重要現象に係るモデルの不確かさの定量化(被覆管の酸化と変形、崩壊熱)
技術システム研究所 客員研究員 ○鳥毛俊秀 研究員 木下郁男 MHI原子力エンジニアリング 山田実
日本原子力学会2013年秋の大会
照射下クラスタ形成に対する応力負荷効果 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
京都大学 笠田竜太 木村晃彦 日本原子力学会2013年秋の大会
き裂成長予測に基づく疲労損傷評価 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 日本原子力学会2013年秋の大会
ミクロ双結晶試験片の粒界破壊における試験片形状の影響 技術システム研究所 研究員 ○三浦照光
主任研究員 藤井克彦 主任研究員 釜谷昌幸 主席研究員 福谷耕司 日本原子力学会2013年秋の大会
EMTPによる原子力発電所の一相開放状態に対する三相変圧器応答の分析 技術システム研究所 副主任研究員 ○嶋田善夫
日本原子力学会2013年秋の大会
流体温度変動による配管熱疲労に関する研究(き裂発生・成長挙動に及ぼす拘束係数と波形の影響)
技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 日本機械学会2013年度年次大会
液体温度変動による配管熱疲労に関する研究−熱荷重の評価のための熱流動数値解析に及ぼすメッシュ・上流境界条件の影響−
技術システム研究所 リーダー ○中村晶 研究員 歌野原陽一 研究員 三好弘二 日本機械学会2013年度年次大会
流体温度変動による配管熱疲労に関する研究−(10)等2軸荷重下におけるステンレス鋼の疲労強度−技術システム研究所 研究員 ○辻峰史 主任研究員 釜谷昌幸 日本機械学会2013年度年次大会
Role of Cavity Formation on SCC Growth of CW Carbon steel, TT690, and others
技術システム研究所 主席研究員 ○有岡孝司 客員研究員 宮本友樹 副主任研究員 山田卓陽 研究員 青木政徳
3rd International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plants
Change in GB Strength and Compositions prior to SCC Initiation 技術システム研究所 主席研究員 ○有岡孝司
客員研究員 宮本友樹 副主任研究員 山田卓陽 研究員 青木政徳
3rd International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plants
球状圧子ナノインデンテーションにおけるpop-in現象と転位の集団的活動 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 日本金属学会2013年秋期講演大会
SCC発生に及ぼす非平衡空孔の固体内拡散とその速度に及ぼす水素の影響 技術システム研究所 主席研究員 ○有岡孝司
客員研究員 宮本友樹 副主任研究員 山田卓陽 研究員 青木政徳
日本金属学会2013年秋期講演大会 金属学会シンポジウム(水素誘起超多量空孔)
Role of cavity formation in SCC of cold worked carbon steel in high-temperature water
技術システム研究所 研究員 ○青木政徳 副主任研究員 山田卓陽 客員研究員 宮本友樹 主席研究員 有岡孝司
腐食防食学会 第60回材料と環境討論会

ロッドバンドルにおける高温の停滞水条件でのボイド率の検討 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
主任研究員 柳千裕 大阪大学 高田孝 山口彰 神戸大学 冨山明男 日本混相流学会 混相流シンポジウム2013

Role of cavity formation in SCC of cold worked alloy 690 in high-temperature water
技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽 研究員 青木政徳 客員研究員 宮本友樹 主席研究員 有岡孝司
腐食防食学会 第60回材料と環境討論会

蒸発伝熱共存高温水から冷空気流への対流熱伝達に関する研究(第2報) 信州大学 ○山路達也 小泉安郎 廣田竜也
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 日本混相流学会 混相流シンポジウム2013

反復サブストラクチャー法を用いた高速溶接シミュレーションと検証 技術システム研究所 主任研究員 ○前川晃
大阪大学 河原充 芹澤久 村川英一 日本機械学会 M&M2013材料力学カンファレンス

固有ひずみ法と中性子回折法のハイブリッド残留応力測定法−実用化への数値実験− 大阪大学 ○段裕馬大阪大学 中長啓治 技術システム研究所 主任研究員 前川晃 溶接学会平成25年度秋季全国大会

き裂成長予測による低サイクル疲労の損傷評価(繰返し熱応力下での疲労寿命) 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
日本機械学会 M&M2013材料力学カンファレンス

原子力災害時事象進展予測システムの開発−(1)開発計画とこれまでの適用状況− 技術システム研究所 リーダー ○吉田至孝
客員研究員 建部恭成 関西電力 岩崎良人 日本原子力学会2013年秋の大会

ステンレス鋼の疲労強度に及ぼす平均応力の影響 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
原子力環境整備促進・資金管理センター 川久保政洋(元)INSS 日本機械学会 M&M2013材料力学カンファレンス

ニッケル基合金の発生域き裂進展速度に及ぼす冷間加工の影響 技術システム研究所 主任研究員 ○福村卓也
主席研究員 戸塚信夫 日本原子力学会2013年秋の大会

EBSD解析によるステンレス鋼の疲労損傷検出の検討(結晶粒界への着目) 熊本大学 ○黒田雅利
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 熊本大学 森貴之 猪崎貴晴 日本機械学会 M&M2013材料力学カンファレンス

90

研究業績
口頭発表等
［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
技術システム研究所
2013 原子炉容器炉内計装筒貫通部欠陥の応力拡大係数ベンチマーキング解析 電力中央研究所 ○三浦直樹 桃井康憲
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 三菱重工業 越智真弓 北条公伸
日本機械学会 M&M2013年材料力学カンファレンス
Sensitivity Analysis in Small Break LOCA with HPI-Failure: Effect of Break Size in Secondary-Side Depressurization
技術システム研究所 研究員 ○木下郁男 客員研究員 鳥毛俊秀 MHI原子力エンジニアリング 山田実
Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo
産業界における原子力材料研究開発の現状と期待 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司
日本金属学会 分科会シンポジウム「中性子・材料科学と新しいJMTR−材料科学の発展と社会への貢献−」
鋳造オーステナイトステンレス鋼の照射効果 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
東北大学金属材料研究所ワークショップ「より安全な原子力技術、核融合炉技術に向けての材料研究の展開」
照射ステンレス鋼の腐食挙動 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司 リーダー 西岡弘雅 主任研究員 藤井克彦
日本核燃料開発 橘内裕寿 東北大学金属材料研究所ワークショップ「より安全な原子力技術、核融合炉技術に向けての材料研究の展開」
超微小引張試験法を用いた照射ステンレス鋼の粒界劣化の検討 技術システム研究所 研究員 ○三浦照光 主任研究員 藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 日本核燃料開発 橘内裕寿
東北大学金属材料研究所ワークショップ「より安全な原子力技術、核融合炉技術に向けての材料研究の展開」
円管内オリフィス下流域における壁面せん断応力測定 金沢大学 ○中道淳平 木綿隆弘 技術システム研究所
研究員 歌野原陽一 金沢大学 木村繁男 小松信義 河野孝昭 河合敦史 第91期日本機械学会 流体工学部門講演会
Numerical Simulation of Void Fraction in a Rod Bundle under Stagnant Liquid Condition
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 主任研究員 柳千裕 大阪大学 高田孝 山口彰 神戸大学 冨山明男
米国原子力学会(ANS)2013 Winter Meeting
CCFL at the Lower End of a Vertical Pipe 神戸大学 ○藤井雄基 土井大我 細川茂雄 冨山明男
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 米国原子力学会(ANS)2013 Winter Meeting
配管系弾塑性地震応答評価に用いる支持構造物モデルの考察 技術システム研究所 主任研究員 高橋常夫 主任研究員 ○前川晃
日本地震工学会年次大会2013
き裂成長予測に基づくステンレス鋼の低サイクル疲労損傷評価 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
日本材料学会 第314回疲労部門委員会
Numerical Evaluations of the Effect of Local Flow Fields on Flow Accelerated Corrosion
技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一 研究員 釜堀孝一 リーダー 中村晶 主席研究員 村瀬道雄
関西電力 長屋行則（元）
INSS Tenth International Conference on Flow Dynamics (ICFD2013)
Technical Basis of Fluid Dynamics Concerning JSME Pipe Wall Thinning Management Rules
電力中央研究所 ○稲田文夫 米田公俊 東北大学 渡邉豊 技術システム研究所 リーダー 中村晶
Tenth International Conference on Flow Dynamics (ICFD2013)
衝撃引張下での炭素鋼及びステンレス鋼の低サイクル疲労強度に関する検討
大阪府立大学 ○小枝祐也 三村耕司 楳田努 陸偉 技術システム研究所 主任研究員 前川晃 主任研究員 高橋常夫
第57回日本学術会議材料工学連合講演会
Ni基合金溶接部SCCのフェーズドアレイ非対称TOFD法とマルチアングル合成法による深さサイジング(第2報)
非破壊検査 ○遠藤賢 北阪純一 技術システム研究所 リーダー 石田仁志 日本非破壊検査協会平成25年度秋季講演大会
高調波超音波法によるNi基合金溶接部およびステンレス鋳鋼材の探傷試験 技術システム研究所 リーダー ○石田仁志
超音波材料診断研究所 川嶋紘一郎 日本非破壊検査協会平成25年度秋季講演大会
福島第一事故を踏まえた海外原子力トラブル情報分析・提言活動の取り組み 技術システム研究所 リーダー ○奥本賢
平成25年度火力原子力発電技術協会 関西支部研究発表会
福島第一事故を踏まえた海外原子力トラブル情報有効活用の取り組み 技術システム研究所 リーダー ○奥本賢
第46回安全工学研究発表会
SEM/EBSD法を用いたオーステナイトステンレス鋼のクリープ損傷評価 IHI ○久布白圭司 榊原洋平
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 TSLソリューションズ 鈴木清一 東北大学 小川和洋 湘南工科大学 大谷俊博
日本材料学会 第51回高温強度シンポジウム
鋳造オーステナイトステンレス鋼の照射組織変化 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
京都大学原子炉実験所ワークショップ「材料照射効果と応用」
2014 Change in Material properties prior to long term SCC Initiation 技術システム研究所 主席研究員 ○有岡孝司
NACE Corrosion 2014 Conference

91

2014 球状圧子ナノインデンテーションによるイオン照射材の機械特性評価(2) 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 日本金属学会2014年春期大会
リフラックス冷却における蒸気発生器U字管での熱流動挙動 (7)逆U字管での凝縮実験 神戸大学 ○野末貴大 藤井雄基
土井大我 細川茂雄 冨山明男 技術システム研究所 研究員 楠木貴世志 主席研究員 村瀬道雄
日本原子力学会2014年春の年会
リフラックス冷却における蒸気発生器U字管での熱流動挙動 (8)下端CCFLへの流体物性値の影響と相関式技術システム研究所 研究員 ○楠木貴世志 主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 土井大我 藤井雄基 細川茂雄 冨山明男
日本原子力学会2014年春の年会
リフラックス冷却における蒸気発生器U字管での熱流動挙動 (9)下端CCFLへの圧力の影響に対する数値解析
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 楠木貴世志 主任研究員 柳千裕 大阪大学 高田孝 山口彰
神戸大学 冨山明男 日本原子力学会2014年春の年会
中性子照射された低合金鋼のアトムプローブ分析 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
日本原子力学会2014年春の年会
シビアアクシデント演習ツールの開発 技術システム研究所 研究員 ○川崎郁夫 リーダー 吉田至孝 関西電力 岩崎良人
日本原子力学会2014年春の年会
蒸気発生器細管破損時の漏えい口径推定手法の基礎検討 技術システム研究所 客員研究員 ○建部恭成 リーダー 吉田至孝
日本原子力学会2014年春の年会
小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用 (8)重要現象に係るモデルの不確かさの定量化(ダウンカマ相間摩擦)技術システム研究所 研究員 ○木下郁男 リーダー 吉田至孝
Purdue大学 Collin Clark Joshua Schlegel Takashi Hibiki Mamoru Ishii 日本原子力学会2014年春の年会
小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用 (9)重要現象に係るモデルの不確かさの定量化(伝熱管凝縮熱伝達、
低温
側配管水平層状化) 技術システム研究所 客員研究員 ○鳥毛俊秀 研究員 木下郁男
MHI原子力エンジニアリング 山田実 日本原子力学会2014年春の年会
鋳造ステンレス鋼配管溶接部における軸方向き裂の大型振動子探触子による超音波探傷試験(その2)技術システム研究所 主任研究員 ○西川嘉人 リーダー 石田仁志 日本原子力学会2014年春の年会
冷間加工690合金の高温水中応力腐食割れ挙動その1. 材料、環境因子の影響 技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽
研究員 青木政徳 客員研究員 宮本友樹 主席研究員 有岡孝司 日本原子力学会2014年春の年会
冷間加工690合金の高温水中応力腐食割れ挙動その2. クリープ試験からの検討 技術システム研究所 研究員 ○青木政徳
副主任研究員 山田卓陽 客員研究員 宮本友樹 主席研究員 有岡孝司 日本原子力学会2014年春の年会
EBSDによる疲労損傷評価 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 日本材料学会 第146回破壊力学部門委員会
Effects of helium on grain boundary fracture in stainless steels 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦
研究員 三浦照光 主席研究員 福谷耕司 ICG-EAC2014(環境助長割れ国際共同研究グループ会議)
One of key processes to assess long term SCC Initiation 技術システム研究所 主席研究員 ○有岡孝司
ICG-EAC2014(環境助長割れ国際共同研究グループ会議)
MAAP4コードを用いた福島第一2,3号機の解析 技術システム研究所 リーダー ○吉田至孝
EPRI MAAPユーザーズグループミーティング
Elastic-Plastic Failure Assessment of Cold Worked Stainless Steel 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
The 10th International Workshop on the Integrity of Nuclear Components
Irradiation Effects 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司
Materials Degradation Course for Engineers in the Nuclear Industry
EBSDによる疲労損傷評価 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 日本顕微鏡学会 第70回記念学術講演会
降伏強度と引張強さに基づくステンレス鋼の応力・ひずみ曲線推定法 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
日本材料学会第63期学術講演会
矩形状パルス負荷を与えたSS400材の衝撃疲労挙動 大阪府立大学 三村耕司 楳田努 陸偉 ○井本健太 小枝祐也
技術システム研究所 主任研究員 前川晃 主任研究員 高橋常夫 日本材料学会第63期学術講演会
Development of Non-destructive Testing, Diagnosis and Monitoring Technique by INSS
技術システム研究所 リーダー ○石田仁志 The 2nd Vietnam/Japan Research/HRD Forum on Nuclear Technology
Numerical Simulation of Countercurrent Flow Limitation at Lower End of a Vertical Pipe
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 楠木貴世志 大阪大学 高田孝 山口彰 神戸大学 冨山明男
米国原子力学(ANS)2014 Annual Meeting

92

研究業績
口頭発表等
［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
技術システム研究所
2014 SCC growth of Alloy 800 in PWR water 技術システム研究所 主席研究員 ○有岡孝司
800 Workshop (COG〔CANDU Ownerʼs Group〕主催)
Crack initiation caused by cavity formation of carbon steel, TT690, and Alloy 800
技術システム研究所 主席研究員 ○有岡孝司 800 Workshop (COG〔CANDU Ownerʼs Group〕主催)
SCC growth of Ni-Cr-Fe alloys in PWR water 技術システム研究所 主席研究員 ○有岡孝司
800 Workshop (COG〔CANDU Ownerʼs Group〕主催)
TEMを用いたSCCき裂先端のミクロ分析 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦
第22回原子力学会水化学部会定例研究会
水平配管系での気液対向流制限の予測 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 木下郁男
Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf Dirk Lucas 神戸大学 冨山明男
日本機械学会 第19回動力・エネルギー技術シンポジウム
高調波超音波法のNi基合金溶接部およびステンレス鋳鋼材への適用性の検討 技術システム研究所 リーダー ○石田仁志
超音波材料診断研究所 川嶋紘一郎 日本機械学会 第19回動力・エネルギー技術シンポジウム
円管内オリフィス下流域の壁面せん断応力の数値流体シミュレーション 技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一
金沢大学 中道淳平 河合敦史 木綿隆弘 技術システム研究所 リーダー 中村晶
日本機械学会 第19回動力・エネルギー技術シンポジウム
円管内オリフィス板下流域の流れ場と壁面せん断応力(レイノルズ数による影響) 金沢大学 ○河合敦史 木綿隆弘
技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一 リーダー 中村晶 金沢大学 木村繁男 小松信義 河野孝昭
日本機械学会 第19回動力・エネルギー技術シンポジウム
使用済燃料ピット内崩壊熱分布が水温上昇に与える影響 技術システム研究所 主任研究員 ○柳千裕
主席研究員 村瀬道雄 副主任研究員 歌野原陽一 日本機械学会 第19回動力・エネルギー技術シンポジウム
T字配管の管壁温度測定実験による熱応力の評価 技術システム研究所 研究員 ○三好弘二 リーダー 中村晶副主任研究員 歌野原陽一 日本機械学会 第19回動力・エネルギー技術シンポジウム
エルボ管におけるFAC減肉速度と物質移行係数の評価について (1)エルボ管におけるFAC減肉速度の計測
技術システム研究所 研究員 ○釜堀孝一 副主任研究員 歌野原陽一 リーダー 中村晶 主席研究員 村瀬道雄
日本機械学会 第19回動力・エネルギー技術シンポジウム
エルボ管におけるFAC減肉速度と物質移行係数の評価について (2)全面伝達条件における物質移行係数の計測
名古屋大学 ○辻義之 田中鉄平 恒吉達矢 片井勇旭 伊藤高啓 技術システム研究所 研究員 釜堀孝一
副主任研究員 歌野原陽一 リーダー 中村晶 主席研究員 村瀬道雄 日本機械学会 第19回動力・エネルギー技術シンポジウム
エルボ管におけるFAC減肉速度と物質移行係数の評価について (3)INSSエルボ管における数値計算に基づく物質移行係数の予測
名古屋大学 ○恒吉達矢 片井勇旭 辻義之 技術システム研究所 研究員 釜堀孝一 副主任研究員 歌野原陽一
リーダー 中村晶 主席研究員 村瀬道雄 日本機械学会 第19回動力・エネルギー技術シンポジウム
エルボ管におけるFAC減肉速度と物質移行係数の評価について (4)INSSエルボにおける点電極および全面電極計測
名古屋大学 ○片井勇旭 恒吉達矢 辻義之 技術システム研究所 研究員 釜堀孝一 副主任研究員 歌野原陽一
リーダー 中村晶 主席研究員 村瀬道雄 日本機械学会 第19回動力・エネルギー技術シンポジウム
原子炉の枝配管における流動現象の解明 神戸大学 ○土蔵孝博 杉本勝美 竹中信幸
技術システム研究所 研究員 三好弘二 リーダー 中村晶 日本機械学会 第19回動力・エネルギー技術シンポジウム
配管減肉管理改善に向けたロードマップの改定案 電力中央研究所 ○稲田文夫 東北大学 渡邉豊
技術システム研究所 リーダー 中村晶 日本機械学会 第19回動力・エネルギー技術シンポジウム
ROSA/LSTF総合効果試験によるRELAP5コードのスケール効果の評価 技術システム研究所 研究員 ○木下郁男
客員研究員 鳥毛俊秀 リーダー 吉田至孝 主席研究員 村瀬道雄 日本機械学会 第19回動力・エネルギー技術シンポジウム
画像相関法を用いた延性き裂進展時のき裂先端ひずみ場計測 福井大学 ○高橋祐也
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 福井大学 桑水流理 日本機械学会 M&M2014年材料力学カンファレンス
疲労健全性評価グランドデザインの構築(その2)−国内実機疲労損傷事例分析− 大阪大学 ○中村隆夫 藤川亮祐 松下幹弥
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本保全学会第11回学術講演会
膜圧式疲労試験による等二軸応力下での微小疲労き裂進展評価 大阪大学 ○飯田智 阿部茂樹 中村隆夫
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本保全学会第11回学術講演会
疲労試験片表面観察に基づく微小き裂の発生・成長に与える環境効果の影響評価 大阪大学 ○藤川亮祐 阿部茂樹 中村隆夫
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本保全学会第11回学術講演会
ケーブル状態監視技術の調査研究 原子力エンジニアリング ○平尾秀男 坂井毅 技術システム研究所 研究員 梶村雄作
日本保全学会第11回学術講演会

932014 加圧器サージ管での気液対向流制限の予測 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 木下郁男
研究員 楠木貴世志 Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf Dirk Lucas 神戸大学 冨山明男
日本混相流学会 混相流シンポジウム2014
アトムプローブによる照射ステンレス鋼の分析 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
2014東北大学金属材料研究所ワークショップ「照射材料研究、
原子力材料研究のこれから」
超微小引張試験法を用いた照射ステンレス鋼の粒界劣化機構の検討 技術システム研究所 研究員 ○三浦照光
主任研究員 藤井克彦 リーダー 西岡弘雅 主席研究員 福谷耕司
2014東北大学金属材料研究所ワークショップ「照射材料研究、
原子力材料研究のこれから」
Characterization of grain boundary degradation by micro tensile test 技術システム研究所 研究員 ○三浦照光
主任研究員 藤井克彦 リーダー 西岡弘雅 主席研究員 福谷耕司 第3回日韓セミナー・第13回材料部会夏期セミナー
原子力発電所の非常用所内電源系統の外部電源変圧器の一相欠相時のEMTPによる応答解析
技術システム研究所 副主任研究員 ○嶋田善夫 関西電力第43回全社技術研究発表会
配管の外表面ひずみを用いた管内圧力脈動計測法 技術システム研究所 主任研究員 ○前川晃 主任研究員 高橋常夫
関西電力 辻峰史（元）INSS コベルコ科研 加藤稔
日本機械学会 機械力学・計測制御部門講演会 Dynamics and Design Conference 2014
Ni基合金溶接部SCCのフェーズドアレイ非対称TOFD法とマルチアングル合成法による深さサイジング
非破壊検査 ○遠藤賢 北阪純一 技術システム研究所 リーダー 石田仁志
日本非破壊検査協会 関西支部 平成26年度(第40回)非破壊検査に関する研究発表会
Counter-current Flow Limitation under Accident Conditions in a Pressurized Water Reactor
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 副主任研究員 歌野原陽一 研究員 木下郁男 研究員 楠木貴世志
神戸大学 冨山明男 International Workshop on Nuclear Safety and Severe Accident
Development of Drift Flux Model for Rod Bundle Geometries 技術システム研究所 研究員 ○木下郁男
リーダー 吉田至孝 主席研究員 村瀬道雄 Purdue大学 Collin Clark Matthew Griffiths Shaw-Wen Chen
Takashi Hibiki Mamoru Ishii International Workshop on Nuclear Safety and Severe Accident
白色X線と2次元検出器および半導体検出器を用いた、冷間加工ステンレス鋼の粒界近傍応力測定
技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽 研究員 青木政徳 主任研究員 福村卓也 主席研究員 有岡孝司
SPring-8 JASRI 宮澤知孝(現東京工業大学) 梶原堅太郎 佐藤眞直 橋本保 第11回SPring-8産業利用報告会
実機模擬材を用いたTT690合金のき裂進展速度 技術システム研究所 主任研究員 ○福村卓也 主席研究員 戸塚信夫
日本原子力学会2014年秋の大会
フェーズドアレイ非対称TOFD法の超音波探傷シミュレーション解析 技術システム研究所 リーダー ○石田仁志
日本原子力学会2014年秋の大会
加圧器サ−ジ管モデルにおける気液対向流の数値解析 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
副主任研究員 歌野原陽一 研究員 楠木貴世志 Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf Dirk Lucas
神戸大学 冨山明男 日本原子力学会2014年秋の大会
近畿圏を対象とした気象予測モデルの比較 技術システム研究所 リーダー ○吉田至孝 研究員 楠木貴世志
研究員 山本泰功 日本気象 櫻井渓太 気象工学研究所 吉田翔 日本原子力学会2014年秋の大会
平成25年度関西電力原子力総合防災訓練のシナリオ解析 技術システム研究所 研究員 ○川崎郁夫 リーダー 吉田至孝
関西電力 岩城隆則 日本原子力学会2014年秋の大会
Delftモデルを用いた若狭湾の流動パターンの数値解析 技術システム研究所 研究員 ○楠木貴世志 リーダー 吉田至孝
日本エヌ・ユー・エス 石原靖文 矢部いつか 坪能和宏 日本原子力学会2014年秋の大会
高照射ステンレス鋼のアトムプローブ分析 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
日本原子力学会2014年秋の大会
小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用(10) ROSA/LSTF総合効果試験に係るRELAP5解析の模擬性向上
技術システム研究所 客員研究員 ○鳥毛俊秀 研究員 木下郁男 MHI原子力エンジニアリング 山田実
日本原子力学会2014年秋の大会
小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用(11) ROSA/LSTF総合効果試験によるRELAP5コードのスケール効果の評価 技術システム研究所 研究員 ○木下郁男 客員研究員 鳥毛俊秀 リーダー 吉田至孝 主席研究員 村瀬道雄
日本原子力学会2014年秋の大会
超微小引張試験によるHe注入したステンレス鋼の粒界破壊（2） 技術システム研究所 研究員 ○三浦照光 主任研究員 藤井克彦
リーダー 西岡弘雅 主席研究員 福谷耕司 日本原子力学会2014年秋の大会
き裂成長予測に基づく疲労損傷管理法の提案 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 大阪大学 中村隆夫
日本原子力学会2014年秋の大会

94

研究業績
口頭発表等
［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
技術システム研究所
2014 海外トラブル事例の教訓を国内PWR原子力プラントへフィードバックする取り組み 技術システム研究所 リーダー ○奥本賢
関西電力 立石誠 日本原子力学会2014年秋の大会
EMTPによる原子力発電所の一相開放状態に対する三相変圧器応答の分析(続報-1)
技術システム研究所 副主任研究員 ○嶋田善夫 日本原子力学会2014年秋の大会
流体温度変動による配管熱疲労に関する研究(流体・構造熱連成解析による管壁温度変動の予測)技術システム研究所 リーダー ○中村晶 副主任研究員 歌野原陽一 研究員 三好弘二 東京大学 笠原直人
日本機械学会2014年度年次大会
強震動時の鋼材の材料強度と耐震裕度−ひずみ速度依存性の影響評価に基づく一考察−
技術システム研究所 主任研究員 ○前川晃 主任研究員 高橋常夫 大阪府立大学 井本健太 楳田努 陸偉 三村耕司
日本機械学会2014年度年次大会
FAC技術知見の改定 技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一 日本機械学会2014年度年次大会
LDI・キャビテーションエロージョンの技術知見の改定 新潟大学 ○藤澤延行 技術システム研究所 リーダー 中村晶
電力中央研究所 森田良 日本機械学会2014年度年次大会
配管減肉管理改善に向けたロードマップの改定 電力中央研究所 ○稲田文夫 東北大学 渡邉豊
技術システム研究所 リーダー 中村晶 日本機械学会2014年度年次大会
Effect of Ni and Cr on IGSCC growth rate of Ni-Cr-Fe alloys in PWR primary water 技術システム研究所 主席研究員○有岡孝司 副主任研究員 山田卓陽 客員研究員 宮本友樹 研究員 青木政徳 International Symposium Fontevraud
8 on Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to LWRs' Safety, Performance and Reliability
Atom Probe Tomography Characterization of Neutron-irradiated Stainless Steels in Light Water Reactors
技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
第12回先進エネルギー材料と核分裂・核融合工学日中シンポジウム
Fe-1.5Mn合金の照射クラスタ形成に対するNi添加の影響 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 日本金属学会2014年秋期大会
The Study of Cavity Formation in SCC of Cold Worked Carbon Steel in High Temperature Water
技術システム研究所 研究員 ○青木政徳 副主任研究員 山田卓陽 客員研究員 宮本友樹 主席研究員 有岡孝司
Nuclear Plant Chemistry Conference 2014 (水化学国際会議)
Role of Cavity Formation in SCC of Cold-Worked alloy 690 in High-Temperature Water
技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽 研究員 青木政徳 客員研究員 宮本友樹 主席研究員 有岡孝司
Nuclear Plant Chemistry Conference 2014 (水化学国際会議)
Characterization of grain boundary fracture of neutron-irradiated austenitic stainless steel using micro-tensile testing
技術システム研究所 研究員 ○三浦照光 主任研究員 藤井克彦 リーダー 西岡弘雅 主席研究員 福谷耕司
NuMat2014 (The Nuclear Materials Conference)
変動隙間幅を持つ模擬閉口き裂の高調波画像化 技術システム研究所 リーダー ○石田仁志
超音波材料診断研究所 川嶋紘一郎 日本非破壊検査協会平成26年度秋季講演大会
ひずみ拡大係数に基づくステンレス鋼の低サイクル疲労き裂進展評価 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
日本材料学会 疲労シンポジウム
CCFL of steam-condensate two-phasw flow in a U-tube 神戸大学 ○野末貴大 藤井雄基 林公祐 細川茂雄 冨山明男
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 米国原子力学会（ANS）
2014 Winter Meeting
配管系弾塑性地震応答評価に用いる配管支持構造物モデルの考察 技術システム研究所 主任研究員 ○前川晃
日本機械学会 発電設備規格委員会 原子力専門委員会 耐震許容応力検討タスク フェーズ2
Direct comparison of radiation defects in RPV steels between APT and TEM observations
技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 副所長 田中秀夫 主席研究員 福谷耕司
The 18th meeting of the International Group on Radiation Damage Mechanisms in Pressure Vessel Steels (IGRDM-18)
冷間加工690合金の高温水中き裂進展挙動−温度、溶存水素、熱処理の影響− 技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽
研究員 青木政徳 客員研究員 宮本友樹 主席研究員 有岡孝司 腐食防食学会 第61回材料と環境討論会
冷間加工ステンレス鋼の高温水中におけるSCC進展への移行条件の検討 技術システム研究所 研究員 ○青木政徳
副主任研究員 山田卓陽 客員研究員 宮本友樹 主席研究員 有岡孝司 腐食防食学会 第61回材料と環境討論会
高調波(非線形超音波)を用いた非破壊材料特性評価と検査 超音波材料診断研究所 ○川嶋紘一郎
技術システム研究所 リーダー 石田仁志
関西原子力懇談会 原子力関係科学技術の基礎的研究の動向調査委員会平成26年度第1回委員会

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2014 ステンレス鋼の破壊特性への照射影響 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司
関西原子力懇談会 原子力構造物の高経年化に関わる維持技術の高度化に関する調査委員会
アトムプローブによる照射ステンレス鋼のミクロ組織観察 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
京都大学原子炉実験所専門研究会「材料照射効果と応用」
原子力機器に用いられる材料の種類とその適用例 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司
原子力プラント機器の健全性評価に関する講習会
鋳造2相ステンレス鋼の熱時効脆化に関する研究 技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽
関西原子力懇談会 原子力構造物の高経年化に関わる維持技術の高度化に関する調査委員会
2015 日本機械学会 発電用設備規格委員会 原子力専門委員会 耐震許容応力検討タスク フェーズ2のベンチマーキング解析 結果提出(解析①の必須項目および任意項目) 技術システム研究所 主任研究員 ○前川晃
日本機械学会 発電用設備規格委員会 原子力専門委員会 耐震許容応力検討タスク フェーズ2
種々の繰返し衝撃負荷を与えた場合の鋼製平滑材の疲労強度に及ぼすひずみ振幅及びひずみ速度の影響
大阪府立大学 ○小枝裕也 黒木亮介 井本健太 三村耕司 楳田努 陸偉 技術システム研究所 主任研究員 前川晃
主任研究員 高橋常夫 日本機械学会 関西支部第90期定時総会講演会
パイプ型重錘を用いた衝撃疲労試験による鋼製平滑材の低サイクル疲労特性の評価 大阪府立大学 ○黒木亮介 井本健太
小枝裕也 陸偉 楳田努 三村耕司 技術システム研究所 主任研究員 前川晃 主任研究員 高橋常夫
日本機械学会 関西支部第90期定時総会講演会
Fe-1.5Mn合金のクラスタ成長に対する電子線照射の影響 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
日本金属学会2015年春期大会
中性子照射によるステンレス鋼の照射誘起析出 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
日本原子力学会2015年春の年会
中性子照射ステンレス鋼の応力ひずみ関係式の検討 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司 三菱重工業 藤本浩二
日本核燃料開発 橘内裕寿 大阪大学 望月正人 日本原子力学会2015年春の年会
加圧器サージ管での気液対向流制限に対する感度解析 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 副主任研究員 歌野原陽一
研究員 楠木貴世志 Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf Dirk Lucas 神戸大学 冨山明男
日本原子力学会2015年春の年会
使用済燃料ピット内発熱分布の水温への影響 技術システム研究所 主任研究員 ○柳千裕 主席研究員 村瀬道雄
日本原子力学会2015年春の年会
小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用 (12)重要現象のPCTへの影響評価 その1
技術システム研究所 客員研究員 ○鳥毛俊秀 研究員 木下郁男 MHI原子力エンジニアリング 山田実
日本原子力学会2015年春の年会
小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用 (13)重要現象のPCTへの影響評価 その2技術システム研究所 研究員 ○木下郁男 客員研究員 鳥毛俊秀 MHI原子力エンジニアリング 山田実
日本原子力学会2015年春の年会
冷却材喪失事故時の格納容器内温度シミュレーションモデルの検証 (1)全体計画
技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一 研究員 山本泰功 主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 冨山明男
日本原子力学会2015年春の年会
冷却材喪失事故時の格納容器内温度シミュレーションモデルの検証 (2)空気及び蒸気吹き込み実験
神戸大学 ○野末貴大 藤井雄基 林公祐 細川茂雄 冨山明男 技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一
研究員 山本泰功 主席研究員 村瀬道雄 日本原子力学会2015年春の年会
冷却材喪失事故時の格納容器内温度シミュレーションモデルの検証 (3)断熱圧縮実験の検証解析
技術システム研究所 研究員 ○山本泰功 副主任研究員 歌野原陽一 主席研究員 村瀬道雄
大阪大学 高田孝 山口彰 神戸大学 冨山明男 日本原子力学会2015年春の年会
鋳造ステンレス鋼配管溶接部における軸方向き裂の大型振動子探触子による超音波探傷試験(その３)技術システム研究所 主任研究員 ○西川嘉人 日本原子力学会2015年春の年会
一様伸び限界以降を含む照射ステンレス鋼の応力・ひずみ曲線 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
日本核燃料開発 橘内裕寿 越石正人 日本原子力学会2015年春の年会
原子力発電所のシステム安全評価のためのレジリエンス指標の提案 東京大学 ○出町和之 鈴木正昭 村上健太 糸井達哉
笠原直人 法政大学 宮野廣 大阪大学 中村隆夫 原子力学会 荒井滋喜 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
保全学会 山口篤憲 三菱総合研究所 松本昌昭 日本原子力学会2015年春の年会
円板曲げ試験片を用いた等2軸疲労試験機の開発 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
第4回SPF検討会 (SPF…Small Punch Fatigue)

96

研究業績
口頭発表等
［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
技術システム研究所
2015 軽水炉構造材料の照射影響 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司 日本原子力学会 北関東支部大会
APT analysis of stainless steel welds after long-term aging and irradiation 技術システム研究所 主任研究員 藤井克彦
主席研究員 ○福谷耕司 ICG-EAC2015 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)
Role of cavity formation and corrosion on SCC initiation of CW TT690
技術システム研究所 エグゼクティブ・リサーチャー ○有岡孝司 客員研究員 宮本友樹 副主任研究員 山田卓陽
副主任研究員 寺地巧 ICG-EAC2015 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)

イオン照射によるステンレス鋼の腐食挙動に及ぼす照射影響の検討 技術システム研究所 准主任研究員 ○三浦照光
主任研究員 藤井克彦 センター長 西岡弘雅 主席研究員 福谷耕司
日本原子力学会 第3回軽水炉燃料・材料・水化学夏期セミナー
ステンレス鋼の低サイクル疲労に対するき裂成長予測手順 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
日本保全学会第12回学術講演会

Characterization of surface oxides formed on Fe ion-irradiated stainless steel in high temperature water ※ポスター発表
技術システム研究所 准主任研究員 ○三浦照光 主任研究員 藤井克彦 センター長 西岡弘雅 主席研究員 福谷耕司
ICG-EAC2015 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)

レジリエンス指標活用における静的劣化要因に対する機器信頼性評価の検討 大阪大学 ○中村隆夫
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本保全学会第12回学術講演会

PWR1次系模擬水中における粒界酸化に及ぼす材料組成の影響 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧副主任研究員 山田卓陽 客員研究員 宮本友樹 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 腐食防食学会 材料と環境2015

オーステナイト系ステンレス鋼の等二軸応力下における疲労き裂進展挙動に関する検討 大阪大学 ○飯田智 北田孝典 中村隆夫
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本保全学会第12回学術講演会

ステンレス鋼とNi基系溶接金属希釈部のSCC進展挙動 技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽 副主任研究員 寺地巧
客員研究員 宮本友樹 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 関西電力 青木政徳
（元）
INSS 腐食防食学会 材料と環境2015
Higher harmonic imaging of SCC in dissimilar metal weld with Ni-based alloy and fatigue crack in cast stainless steel
技術システム研究所 主任研究員 ○石田仁志 超音波材料診断研究所 川嶋紘一郎 11th International Conference on NDE
in Relation to Structural Integrity for Nuclear and Pressurised Components (11th ICNDE)
Development of sizing techniques of SCC height in dissimilar metal welds of vessel nozzle safe-end by means of Phased
Array TOFD technique with asymmetrical ultrasonic beams and Multi-Angle Synthesis techique
非破壊検査 ○遠藤賢 北阪純一 技術システム研究所 主任研究員 石田仁志 11th International Conference on NDE in
Relation to Structural Integrity for Nuclear and Pressurised Components (11th ICNDE)
炭素鋼SS400材ならびにステンレス鋼SUS316材の低サイクル衝撃疲労特性 大阪府立大学 三村耕司 楳田努 陸偉 小枝裕也
○井本健太 黒田亮介 技術システム研究所 主任研究員 前川晃 川崎重工業 高橋常夫
（元）INSS
日本材料学会第64期学術講演会
ひずみ拡大係数によるステンレス鋼の低サイクル疲労き裂進展評価(過大荷重の影響)
技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 日本材料学会第64期学術講演会
円板曲げ式疲労試験による等2軸荷重下でのステンレス鋼の疲労寿命評価 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
日本材料学会第64期学術講演会
模擬閉口欠陥の高調波法による可視化 技術システム研究所 主任研究員 ○石田仁志 超音波材料診断研究所 川嶋紘一郎
日本非破壊検査協会 平成27年度第1回超音波部門講演会
GB oxidation in simulated PWR primary water - Influencing factors and change in GB strength 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧Workshop on the modeling of intergranular oxidation of nickel alloys used in PWRs (主催：MAI, EDF)
非接触測定による配管振動応力評価法および測定装置の開発 技術システム研究所 主任研究員 ○前川晃
日本機械学会 機械力学・計測制御部門第58回ダンピング研究会
下向き閉塞分岐配管に生じる流動現象に関する研究(侵入深さの変動メカニズム)
技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二 主任研究員 中村晶 神戸大学 土蔵孝博 前田章吾 杉本勝美 竹中信幸
日本機械学会 第20回動力・エネルギー技術シンポジウム
エルボ管におけるFAC減肉速度と物質移行係数の評価について (5)エルボ管におけるFAC減肉速度の計測と流速依存性
技術システム研究所 研究員 ○釜堀孝一 副主任研究員 歌野原陽一 主任研究員 中村晶 主席研究員 村瀬道雄
日本機械学会 第20回動力・エネルギー技術シンポジウム
エルボ管におけるFAC減肉速度と物質移行係数の評価について (6)エルボ管における物質移行係数の直接計測
名古屋大学 ○辻義之 神谷一彰 恒吉達矢 伊藤高啓 技術システム研究所 研究員 釜堀孝一 副主任研究員 歌野原陽一
主任研究員 中村晶 主席研究員 村瀬道雄 日本機械学会 第20回動力・エネルギー技術シンポジウム
エルボ管におけるFAC減肉速度と物質移行係数の評価について (7)LESによる高レイノルズ数エルボ管流れにおける物質移行係数予測
名古屋大学 ○恒吉達矢 神谷一彰 片井勇旭 辻義之 技術システム研究所 研究員 釜堀孝一 副主任研究員 歌野原陽一
主任研究員 中村晶 主席研究員 村瀬道雄 日本機械学会 第20回 動力・エネルギー技術シンポジウム
T字配管合流部に生じる温度変動のLESによる評価−流体温度の長周期変動−
技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一 准主任研究員 三好弘二 主任研究員 中村晶 東京大学 笠原直人
日本機械学会 第20回動力・エネルギー技術シンポジウム
高調波超音波法による模擬閉口欠陥の可視化 技術システム研究所 主任研究員 ○石田仁志 超音波材料診断研究所 川嶋紘一郎
日本機械学会 第20回動力・エネルギー技術シンポジウム

972015 PWR一次系模擬水中における照射ステンレス鋼の腐食挙動 技術システム研究所 主任研究員 ○福村卓也 主席研究員 福谷耕司
主任研究員 藤井克彦 准主任研究員 三浦照光 日本核燃料開発 橘内裕寿
日本原子力学会 第3回軽水炉燃料・材料・水化学夏期セミナー

316ステンレス鋼の低サイクル疲労き裂成長における環境効果 大阪大学 ○藤川亮祐 北田孝典 中村隆夫
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本保全学会第12回学術講演会
試験片表面観察による機械構造用炭素鋼の疲労き裂成長予測モデルの検討 大阪大学 ○石澤輝士 北田孝典 中村隆夫
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本保全学会第12回学術講演会
原子力プラントの事故時安全性評価指標としてのレジリエンス指標の提案 東京大学 ○出町和之 鈴木正昭 糸井達哉 村上健太
笠原直人 法政大学 宮野廣 大阪大学 中村隆夫 日本原子力学会 荒井滋喜 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
日本保全学会 山口篤憲 三菱総合研究所 松本昌昭 日本保全学会第12回学術講演会
システム安全評価のためのレジリエンス指標の適用性に関する基礎的検討 東京大学 ○鈴木正昭 出町和之 村上健太 糸井達哉
笠原直人 法政大学 宮野廣 大阪大学 中村隆夫 日本原子力学会 荒井滋喜 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
日本保全学会 山口篤憲 三菱総合研究所 松本昌昭 日本保全学会第12回学術講演会
日本機械学会 発電用設備規格委員会 原子力専門委員会 耐震許容応力検討タスク【フェーズ2】のベンチマーキング解析
技術システム研究所 主任研究員 ○前川晃
日本機械学会 発電用設備規格委員会 原子力専門委員会 耐震許容応力検討タスク【フェーズ2】
Crack Propagation Analysis under the Influence of Weld Residual Stress
東京理科大学 ○能勢雅広 岡田裕 技術システム研究所 主任研究員 前川晃
International Conference on Computational and Experimental Engineering and Sciences 2015 (ICCES2015)
水平管での気液対向流制限に対する一次元計算の予測精度 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
准主任研究員 木下郁男 准主任研究員 楠木貴世志 日本混相流学会 混相流シンポジウム2015
き裂寸法による疲労損傷の定量評価 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 日本材料学会 損傷評価ＷＧ
LED光学式変位センターを用いた配管振動の非接触測定法 技術システム研究所 主任研究員 ○前川晃
関西電力 辻峰史（元）INSS 川崎重工業 高橋常夫
（元）INSS
日本機械学会 機械力学・計測部門講演会 Dynamics & Design Conference 2015
Transient evaluations using Electro-Magnetic Transients Program (EMTP) at single phase opening of offsite power transformer
技術システム研究所 副主任研究員 ○嶋田善夫 WANO TC Seminar on SOER 2015-1 Safety Challenges from Open Phase
Verification of EPRI Open-phase Detection Method 技術システム研究所 副主任研究員 ○嶋田善夫
WANO TC Seminar on SOER 2015-1 Safety Challenges from Open Phase
配管の突合せ溶接における残留応力に及ぼす口径および板厚の影響 大阪大学 ○高橋遼太郎 河原充
技術システム研究所 主任研究員 前川晃 大阪大学 村川英一 溶接学会平成27年度秋季全国大会
加圧器サージ管での気液対向流制限の予測精度(流体物性値の影響) 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
准主任研究員 木下郁男 副主任研究員 歌野原陽一 准主任研究員 楠木貴世志 神戸大学 冨山明男
日本原子力学会2015年秋の大会
OILに基づく被ばく線量評価の検討 (1)OIL被ばく評価式の検討 技術システム研究所 主席研究員 ○吉田至孝
日本原子力学会2015年秋の大会
ニッケル基合金の粒界酸化に及ぼす材料組成および炭化物の影響 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧
客員研究員 宮本友樹 副主任研究員 山田卓陽 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 日本原子力学会2015年秋の大会
長時間時効と中性子照射されたステンレス鋼溶接金属のアトムプローブ分析 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 日本原子力学会2015年秋の大会
PWR一次系模擬水中での照射ステンレス鋼の腐食挙動 その2 技術システム研究所 主任研究員 ○福村卓也 主席研究員 福谷耕司
主任研究員 藤井克彦 准主任研究員 三浦照光 日本核燃料開発 橘内裕寿 日本原子力学会2015年秋の大会

98

研究業績
口頭発表等
［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
技術システム研究所
2015 ステンレス鋼の腐食挙動に及ぼす照射影響の検討 技術システム研究所 准主任研究員 ○三浦照光 主任研究員 藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 日本原子力学会2015年秋の大会
実機減肉データ分析に基づくFAC減肉速度と要素間距離の相関 技術システム研究所 准主任研究員 ○釜堀孝一
副主任研究員 歌野原陽一 主席研究員 村瀬道雄 日本原子力学会2015年秋の大会
平成26年度関西電力原子力総合防災訓練のシナリオ解析 技術システム研究所 研究員 ○川崎郁夫
主席研究員 吉田至孝 研究員 山本泰功 関西電力 岩城隆則 日本原子力学会2015年秋の大会

蒸気発生器U字管下端におけるCCFL相関式 技術システム研究所 准主任研究員 ○楠木貴世志
主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 野末貴大 林公祐 細川茂雄 冨山明男 日本原子力学会2015年秋の大会
冷間加工ステンレス鋼の高温水中でのSCC進展への移行条件の検討 技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽
客員研究員 宮本友樹 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 関西電力 青木政徳
（元）
INSS 日本原子力学会2015年秋の大会
INSS laboratory investigation of stress corrosion cracking 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧 副主任研究員
山田卓陽 客員研究員 宮本友樹 主席研究員 戸塚信夫 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 INPOベンチマーキング
Mn-Niクラスタ成長に対する電子線照射の影響 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
日本金属学会2015年秋期大会主任研究員 中村晶

Fatigue Damage Assessment by Crack Growth Prediction for Type 316 Stainless Steel
技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
Fourth International Conference on Fatigue of Nuclear Reactor Components
Variations of fracture toughness and stress-strain curve of cold worked stainless steel and their influence on failure
strength of cracked pipe 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 International Conference on Advanced Technology
in Experimental Mechanics 2015 (ATEM'15)
ComWAVEによる超音波探触子仕様の検討支援 技術システム研究所 主任研究員 ○石田仁志
伊藤忠テクノソリューションズ 超音波ソリューションセミナー2015
残留応力下でのき裂進展解析システムに関する研究 東京理科大学 ○能勢雅広 岡田裕 遊佐泰紀
技術システム研究所 主任研究員 前川晃 日本機械学会 第28回計算力学講演会(CMD2015)
模擬閉口き裂の高調波画像化とき裂間隙の検討 技術システム研究所 主任研究員 ○石田仁志
超音波材料診断研究所 川嶋紘一郎 日本非破壊検査協会平成27年度秋季講演大会
Ductile failure assessment for cracked components 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
Workshop on Structural Integrity Assessment of Nuclear Components
Mass Transfer Measurement in Elbow by Electrochemical Method 名古屋大学 ○神谷一彰 Tong Tong 恒吉達矢
伊藤高啓 辻義之 技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一
Twelfth International Conference on Flow Dynamics (ICFD2015) (第12回流動ダイナミクスに関する国際会議)
冷間加工690合金のPWSCC進展と粒界キャビティの関係 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧
客員研究員 宮本友樹 副主任研究員 山田卓陽 主席研究員 戸塚信夫 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
腐食防食学会 第62回材料と環境討論会
腐食防食学会規格「高温水中における応力腐食き裂進展試験方法」
における試験片寸法制限に関する規定の技術的根拠
電力中央研究所 ○新井拓 IHI 平野隆 技術システム研究所 副主任研究員 寺地巧 日立製作所 青池聡
腐食防食学会 第62回材料と環境討論会

99

316ステンレス鋼の低サイクル疲労き裂発生・成長における環境効果 大阪大学 ○藤川亮祐 北田孝典 中村隆夫
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本機械学会 M&M2015材料力学カンファレンス
等2軸繰返し荷重下におけるステンレス鋼のき裂進展加速要因の検討 大阪大学 ○飯田智 北田孝典 中村隆夫
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本機械学会 M&M2015材料力学カンファレンス
高低温水合流部の温度ゆらぎによる熱応力の評価 技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二 副主任研究員 歌野原陽一
日本機械学会 熱疲労評価技術の高度化と知識基盤構築に関する研究分科会

EMTPによる原子力発電所の一相開放状態に対する三相変圧器応答の分析(続報-2)
技術システム研究所 副主任研究員 ○嶋田善夫 日本原子力学会2015年秋の大会

Thermal stress investigation by wall temperature measurements for mixing flow at T‒Junction
技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二 主任研究員 釜谷昌幸 副主任研究員 歌野原陽一
Fourth International Conference on Fatigue of Nuclear Reactor Components

2015 地震荷重に対するき裂構造物の健全性評価(大荷重下での疲労き裂進展予測方法) 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
日本機械学会 M&M2015材料力学カンファレンス

Degradation of Alloy 690 after relatively short times, Plus Alloy800CR
技術システム研究所 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 Staehle consulting ○Roger W. Staehle
Canadian Nuclear Laboratory Robert L. Tapping EPRI 690 PWSCC Meeting
水化学関係の海外動向他の紹介(2015) 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧 化学高度化研究会
原子力機器に用いられる材料の種類とその適用例 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司
日本溶接協会 原子力プラント機器の健全性評価に関する講習会
大規模降伏条件下での316ステンレス鋼の疲労き裂進展予測 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
日本溶接協会 MFD小委員会数値検討ワーキング2016 受信波形のゆがみの特徴量を用いる非線形超音波法の提案(第1報：模擬閉口き裂面からの散乱波波形のゆがみの観察)
超音波材料診断研究所 ○川嶋紘一郎 技術システム研究所 主任研究員 石田仁志
日本非破壊検査協会 第23回超音波による非破壊評価シンポジウム
高調波の構造物検査手法としての期待と取り組み 技術システム研究所 主任研究員 ○石田仁志
日本非破壊検査協会 平成27年度第3回「材料の非線形現象を利用した非破壊評価研究会」
繰返し衝撃引張下でのSS400及びSUS316材の破壊限界に及ぼすひずみ振幅とひずみ速度の影響
大阪府立大学 ○井本健太 天田智之 黒木亮介 三村耕司 楳田努 陸偉 関西電力 前川晃(元)INSS
川崎重工業 高橋常夫
（元）
INSS 日本機械学会 関西支部第91期定時総会講演会
繰返し衝撃引張下でのSUS316材破壊限界に及ぼすひずみ振幅とひずみ速度の影響
大阪府立大学 ○天田智之 黒木亮介 井本健太 陸偉 楳田努 三村耕司 関西電力 前川晃(元)INSS
川崎重工業 高橋常夫
（元）
INSS 日本機械学会 関西学生会平成27年度学生員卒業研究発表講演会
Fe-Mn-Si合金中のクラスタ成長に対する電子線照射の影響 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 日本金属学会2016年春期大会
OILに基づく被ばく線量評価の検討 (2)測定核種の同位体による影響 技術システム研究所 主席研究員 ○吉田至孝
日本原子力学会 2016年春の年会
加圧器サージ管の鉛直管での気液対向流制限 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 准主任研究員 楠木貴世志
研究員 山本泰功 神戸大学 森勝也 冨山明男 日本原子力学会2016年春の年会
690合金のPWSCC先端における粒界キャビティ生成 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧 客員研究員 宮本友樹
副主任研究員 山田卓陽 主席研究員 戸塚信夫 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 日本原子力学会2016年春の年会
小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用 (15)実機統計解析 その2
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 客員研究員 鳥毛俊秀
MHIニュークリアシステムズ・ソリューションエンジニアリング 山田実 日本原子力学会2016年春の年会
若狭湾における流況の季節変化に関する数値解析 技術システム研究所 准主任研究員 ○楠木貴世志
主任研究員 中村晶 日本エヌ・ユー・エス 石原靖文 矢部いつか 坪能和宏 門野美緒 日本原子力学会2016年春の年会
高温水中のステンレス鋳鋼のSCC進展に及ぼす熱時効の影響 技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽
副主任研究員 寺地巧 客員研究員 宮本友樹 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 日本原子力学会2016年春の年会

ニッケル基合金のPWR1次系環境における水素の関与するSCCと脆化挙動 技術システム研究所 主席研究員 ○戸塚信夫
プラント材溶接部腐食合同委員会(主催：溶接学会・腐食防食学会)

小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用 (14）
実機統計解析 その1
技術システム研究所 客員研究員 ○鳥毛俊秀 副主任研究員 木下郁男
MHIニュークリアシステムズ・ソリューションエンジニアリング 山田実 日本原子力学会2016年春の年会

材料劣化研究のための超微小引張試験技術の開発 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司 准主任研究員 三浦照光
主任研究員 藤井克彦 東北大学金属材料研究所ワークショップ「原子力材料研究に関する実験・計算技術の新展望」

照射ステンレス鋼の粒界部の引張破壊挙動 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 准主任研究員 三浦照光
主席研究員 福谷耕司 日本原子力学会2016年春の年会

照射ステンレス鋼に形成した微小溶質原子クラスタのアトムプローブ計測技術 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 東北大学金属材料研究所ワークショップ「原子力材料研究に関する実験・計算技術の新展望」

超微小引張試験法によるイオン照射したF82H鋼の引張特性 技術システム研究所 准主任研究員 ○三浦照光
主任研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本原子力研究開発機構 安堂正巳 谷川博康 日本原子力学会2016年春の年会

T字配管の管壁温度測定実験による熱応力特性の検討 技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二 主任研究員 釜谷昌幸
主任研究員 中村晶 日本機械学会 M&M2015材料力学カンファレンス

Solute cluster stability under electron irradiation in RPV model alloys 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司
The 19th meeting of the International Group on Radiation Damage Mechanisms in Pressure Vessel Steels (IGRDM-19)

100

研究業績
口頭発表等
［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
技術システム研究所
2016 A Conservative Failure Assessment Curve Applicable to Cold Worked, Irradiated, Thermal Aged Cast and Annealed
Stainless Steels 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
The 11th International Workshop on the Integrity of Nuclear Components
Grain boundary oxidation of neutron-irradiated stainless steel in high temperature water
技術システム研究所 准主任研究員 ○三浦照光 主任研究員 福村卓也 主任研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
日本核燃料開発 橘内裕寿 ICG-EAC2016 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)
Problems with Alloy 690 life after long term operation 技術システム研究所 エグゼクティブ・リサーチャー ○有岡孝司
Staehle consulting Roger W. Staehle Canadian Nuclear Laboratory Robert L. Tapping
ICG-EAC2016 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)
Influence of long term thermal aging on SCC behavior of cast austenitic stainless steels in high-temperature water
技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽 副主任研究員 寺地巧 客員研究員 宮本友樹
エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 ICG-EAC2016 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)
APT analysis of solute clustering in neutron-irradiated stainless steels ※ポスター発表
技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 ICG-EAC2016 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)
APT measurement of stainless steel welds after long time aging and irradiation ‒ Mo effect on microstructure ※ポスター発表
技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司 主任研究員 藤井克彦 ICG-EAC2016 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)
690合金のhump-SSRT試験によるSCC発生評価 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧 客員研究員 宮本友樹
副主任研究員 山田卓陽 主席研究員 戸塚信夫 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 腐食防食学会 材料と環境2016
ステンレス鋳鋼の高温水中SCC進展に及ぼす熱時効の影響 技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽
副主任研究員 寺地巧 客員研究員 宮本友樹 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 腐食防食学会 材料と環境2016
高温純水中における応力腐食割れ進展試験方法の規格化 電力中央研究所 ○新井拓 東芝 伊藤幹郎 IHI 平野隆
日立製作所 青池聡 技術システム研究所 副主任研究員 寺地巧 腐食防食学会 材料と環境2016
若狭湾における基本的流動パターンに関する数値解析 技術システム研究所 准主任研究員 ○楠木貴世志
主任研究員 中村晶 日本エヌ・ユー・エス 坪能和宏 門野美緒 石原靖文 矢部いつか 海洋理工学会平成28年度春季大会
PWR環境中におけるステンレス鋼の疲労寿命低下に及ぼすひずみ範囲の影響 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
日本材料学会 学術講演会
ステンレス鋼材の実用ひずみ速度依存性構成式の定式化に関する基礎研究 大阪府立大学 ○上野裕史 稲田翔太 三村耕司
楳田努 陸偉 技術システム研究所 准主任研究員 三好弘二 関西電力 前川晃（元）INSS 日本材料学会 学術講演会
繰返し衝撃引張下でのSUS316材破壊限界に及ぼすひずみ振幅とひずみ速度の影響
大阪府立大学 ○天田智之 黒木諒介 井本健太 陸偉 楳田努 三村耕司
技術システム研究所 准主任研究員 三好弘二 関西電力 前川晃（元）INSS 日本材料学会 学術講演会
Higher Harmonic Imaging of Crack Surfaces of SCC in Dissimilar Metal Weld with Ni-based Alloy and Fatigue Crack inCast Stainless Steel 技術システム研究所 主任研究員 ○石田仁志 超音波材料診断研究所 川嶋紘一郎
19th World Conference on Non-destructive Testing (WCNDT2016) (非破壊試験に係る国際会議)
熱疲労評価のための高低温水合流部における熱伝達特性の検討 技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二
副主任研究員 歌野原陽一 主任研究員 中村晶 日本機械学会 第21回動力・エネルギー技術シンポジウム
プラント配管のT字合流部の流動現象に関する研究 神戸大学 ○前田章吾 久保田浩貴 杉本勝美 竹中信幸
技術システム研究所 准主任研究員 三好弘二 日本機械学会 第21回動力・エネルギー技術シンポジウム
円管内オリフィス板下流域の流れ場と壁面せん断応力に関する数値解析 金沢大学 ○松村俊吾 木綿隆弘 河合敦史 河野孝昭
技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一 日本機械学会 第21回動力・エネルギー技術シンポジウム
形状係数予測における壁面伝達境界条件が及ぼす影響の数値的研究 名古屋大学 ○恒吉達矢 神谷一彰 伊藤高啓 辻義之
技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一 日本機械学会 第21回動力・エネルギー技術シンポジウム
配管減肉保全管理の高度化に向けた研究調査活動 電力中央研究所 稲田文夫 東北大学 渡邉豊
日本原子力発電 中間昌平 技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一 大阪大学 中村隆夫
電力中央研究所 ○米田公俊 日本機械学会 第21回動力・エネルギー技術シンポジウム
T字合流配管における壁温度変動の数値シミュレーションによる再現 技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一
准主任研究員 三好弘二 主任研究員 中村晶 日本機械学会 第21回動力・エネルギー技術シンポジウム
Numerical analysis on flow patterns and radioactive materials in Wakasa Bay ※ポスター発表
日本エヌ・ユー・エス ○坪能和宏 技術システム研究所 准主任研究員 楠木貴世志 主任研究員 中村晶
日本エヌ・ユー・エス 石原靖文 矢部いつか 門野美緒 世界原子力大学夏季研修
炉内構造材料の諸問題 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司 2016年第15回原子力学会材料部会・夏期セミナー

101

2016 原子力プラントにおけるレジリエンス評価法の開発(その2：静的機器の劣化要因に対する信頼性評価モデルの構築)
技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 大阪大学 中村隆夫 日本保全学会第13回学術講演会
316ステンレス鋼の大気中疲労き裂発生モデルの検討 大阪大学 ○石澤輝士 北田孝典 中村隆夫
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本保全学会第13回学術講演会
傾斜管での気液対向流制限の一次元計算に対する界面摩擦相関式の影響 技術システム研究所 主任研究員 ○村瀬道雄
准主任研究員 楠木貴世志 研究員 山本泰功 日本混相流学会 混相流シンポジウム2016
鉛直管における気液対向流制限の発生位置と特性 技術システム研究所 研究員 ○山本泰功 主席研究員 村瀬道雄
神戸大学 森勝也 冨山明男 日本混相流学会 混相流シンポジウム2016
シビアアクシデント演習ツールの改良 技術システム研究所 研究員 ○川崎郁夫 主任研究員 中村晶 関西電力 高橋俊佑
日本原子力学会2016年秋の大会
OILに基づく被ばく線量評価の検討 (3)飲食物摂取量のOIL6被ばく線量への影響 技術システム研究所 主席研究員 ○吉田至孝
日本原子力学会2016年秋の大会
ステンレス鋼溶接金属の照射組織変化へのMo影響 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
日本原子力学会2016年秋の大会
高温水中における中性子照射ステンレス鋼の粒界酸化 技術システム研究所 主任研究員 ○福村卓也 主席研究員 福谷耕司
主任研究員 藤井克彦 准主任研究員 三浦照光 日本核燃料開発 橘内裕寿 日本原子力学会2016年秋の大会
SSRT試験による690合金のPWSCC機構の検討 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧 客員研究員 宮本友樹
主席研究員 戸塚信夫 副主任研究員 山田卓陽 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 日本原子力学会2016年秋の大会
照射ステンレス鋼の粒界部の引張破壊挙動(2) 技術システム研究所 准主任研究員 ○三浦照光 主任研究員 藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 日本原子力学会2016年秋の大会
高低温水合流部における高サイクル熱疲労評価 その1：管壁温度測定実験による熱応力特性技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二 副主任研究員 歌野原陽一 主任研究員 釜谷昌幸
日本原子力学会2016年秋の大会
高低温水合流部における高サイクル熱疲労評価 その2：数値シミュレーションによる温度変動の予測
技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一 准主任研究員 三好弘二 主任研究員 釜谷昌幸
日本原子力学会2016年秋の大会
高低温水合流部における高サイクル熱疲労評価 その3：疲労寿命評価 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
准主任研究員 三好弘二 副主任研究員 歌野原陽一 日本原子力学会2016年秋の大会
加圧器サージ管の鉛直管での気液対向流制限 (1)直径の影響 技術システム研究所 研究員 ○山本泰功
主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 森勝也 冨山明男 日本原子力学会2016年秋の大会
加圧器サージ管の鉛直管での気液対向流制限 (2)流体物性値の影響 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
研究員 山本泰功 神戸大学 森勝也 冨山明男 日本原子力学会2016年秋の大会
鉛直管下端での気液対向流制限の一領域計算用界面摩擦係数 技術システム研究所 准主任研究員 ○楠木貴世志
研究員 山本泰功 主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 森勝也 冨山明男 日本原子力学会2016年秋の大会
エネルギー危機の安全・信頼性・効率向上技術ロードマップを考える−産業界のニーズと学術界のシーズの橋渡しの試み−
東京大学 〇笠原直人 三菱重工業 猪狩敏秀 東京大学 泉聡志 火力原子力発電技術協会 高木愛夫
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 名城大学 藤山一成 日本機械学会2016年度年次大会
数値シミュレーションによるT字合流配管下流の液体温度変動と壁面伝熱時の変動減衰の再現
技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一 准主任研究員 三好弘二 主任研究員 中村晶
日本機械学会2016年度年次大会
配管減肉保全管理の高度化に向けた研究調査活動(1. 研究分科会活動の全体概要) 電力中央研究所 ○稲田文夫
東北大学 渡邉豊 日本原子力発電 中間昌平 技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一 電力中央研究所 米田公俊
大阪大学 中村隆夫 日本機械学会2016年度年次大会
配管減肉保全管理の高度化に向けた研究調査活動(2. 予測手法および検査手法の最新技術知見調査)
技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一 東北大学 渡邉豊 日本機械学会2016年度年次大会
Stress corrosion crack growth simulation for welding joint of primary pipe of nuclear power plants
技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 Asia-Pacific Conference on Fracture and Strength 2016
中性子照射に伴うステンレス鋼の照射誘起析出のアトムプローブ分析 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 日本金属学会2016年秋期大会
INSSにおける計算コード開発について 技術システム研究所 主席研究員 ○吉田至孝
日本原子力学会 放射線工学部会 簡易遮へい解析コードレビューWG

102

研究業績
口頭発表等
［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
技術システム研究所
2016 PWSCC of Cold Worked Alloy 690 with Regard to Formation of Grain Boundary Cavities
技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧 主席研究員 戸塚信夫 副主任研究員 山田卓陽 客員研究員 宮本友樹
エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 NPC2016
非対称フェーズドアレイTOFDによる管台異材継手のきず高さ測定 非破壊検査 ○遠藤賢
技術システム研究所 主任研究員 石田仁志 日本非破壊検査協会平成28年度秋季講演大会
分割型マトリクスアレイ探触子と大型二振動子探触子による鋳造ステンレス鋼の疲労亀裂検出性評価 非破壊検査 ○松原重行
技術システム研究所 主任研究員 石田仁志 日本非破壊検査協会平成28年度秋季講演大会
突合せ溶接継手における軸方向き裂のSCC進展シミュレーション 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
日本機械学会 M&M2016材料力学カンファレンス
半円より奥に深い亀裂の応力拡大係数解の比較 電力中央研究所 ○永井政貴 日本原子力研究開発機構 Lu KAI
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本機械学会 M&M2016材料力学カンファレンス
PWR一次冷却水環境中における疲労き裂発生・進展のモデル化 大阪大学 ○石澤輝士 北田孝典 中村隆夫
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本機械学会 M&M2016材料力学カンファレンス
EBSD解析によるステンレス鋼の疲労損傷検出の検討(パターンクオリティの適用性) 熊本大学 ○黒田雅利
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本原子力研究開発機構 秋田貢一 熊本大学 山田輝明 島崎智憲 谷川良平
日本機械学会 M&M2016材料力学カンファレンス
中性子照射ステンレス鋼の高温水中の粒界酸化 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司 主任研究員 福村卓也
主任研究員 藤井克彦 日本核燃料開発 橘内裕寿 ゼロエミッションエネルギー拠点研究会(副題：照射効果)
アトムプローブによる照射ステンレス鋼のミクロ組織評価 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
ゼロエミッションエネルギー拠点研究会(副題：照射効果)
中性子照射ステンレス鋼の粒界部の引張破壊挙動 技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光 主任研究員 藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 ゼロエミッションエネルギー拠点研究会(副題：照射効果)
690合金のPWSCC機構に及ぼす水素ガスの影響 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧 客員研究員 宮本友樹
副主任研究員 山田卓陽 主席研究員 戸塚信夫 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
腐食防食学会 第63回材料と環境討論会
ステンレス鋳鋼の高温水中SCC挙動−鋳造方法，
熱時効の影響− 技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽
副主任研究員 寺地巧 客員研究員 宮本友樹 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
腐食防食学会 第63回材料と環境討論会
Performance Based Maintenance Concept to Optimize Inspection Frequency 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
3th International Conference on Maintenance Science and Technology (ICMST2016)
等二軸疲労試験のための膜圧式疲労試験装置の開発 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
関西電力 辻峰史(元）INSS 日本材料学会 第33回疲労シンポジウム
構造信頼性を確保するために必要な検査性能 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
日本非破壊検査協会 非線形現象を利用した非破壊計測技術に関する研究会
鋳造ステンレス鋼超音波探傷試験技術の開発と実機適用 技術システム研究所 主任研究員 ○石田仁志
日本非破壊検査協会 非線形現象を利用した非破壊計測技術に関する研究会
原子力材料の熱および照射脆化−ミクロ分析と非破壊評価− 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦
日本非破壊検査協会 非線形現象を利用した非破壊計測技術に関する研究会
Numerical simulation of the temperature field in a containment vessel during Loss-of-Coolant Accident
技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一 主席研究員 村瀬道雄 研究員 山本泰功
軽水炉の熱流動と安全に関する日韓シンポジウム
小型バルジ疲労(SBF)試験法の開発−微小ディスク試験片の設計− 鹿児島大学 ○城島龍一郎 神戸工業試験場 村岡南那
鹿児島大学 駒崎慎一 東北大学 野上修平 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
神戸工業試験場 日坂知明 藤原昌晴 新田明人 日本材料学会 第54回高温強度シンポジウム
小型バルジ疲労(SBF)試験法の開発−小型両振り試験装置の開発− 神戸工業試験場 ○村岡南那 日坂知明
鹿児島大学 城島龍一郎 駒崎慎一 東北大学 野上修平 技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸
神戸工業試験場 藤原昌晴 新田明人 日本材料学会 第54回高温強度シンポジウム
EBSD法によるクリープ損傷評価のためのラウンドロビン試験 コベルコ科研 ○与田利花
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 豊田中央研究所 木村英彦 湘南工科大学 大谷俊博 名城大学 藤山一成
日本材料学会 第54回高温強度シンポジウム

1032017 円筒型落錘を用いた繰り返し衝撃引張下でのSUS316の破断強度の評価 大阪府立大学 ○御沖佳一郎 天田智之 黒木亮介
陸偉 楳田努 三村耕司 技術システム研究所 准主任研究員 三好弘二
日本機械学会 関西学生会平成28年度学生員卒業研究発表講演会
SUS316材のひずみ速度依存性とその衝撃繰り返し引張強度への影響 大阪府立大学 ○黒木亮介 御沖佳一郎 天田智之
三村耕司 楳田努 陸偉 技術システム研究所 准主任研究員 三好弘二 日本機械学会 関西支部第92期定時総会講演会
水平に近い管内における気液対向流に対する界面摩擦相関式 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 山本泰功
准主任研究員 楠木貴世志 副主任研究員 木下郁男 日本原子力学会2017年春の年会
数値シミュレーションによる閉鎖容器への蒸気吹込み実験の再現 技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一
主席研究員 村瀬道雄 研究員 山本泰功 日本原子力学会2017年春の年会
ロッドバンドルにおけるドリフトフラックス新相関式の開発 (1)新相関式の開発と検証解析
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 客員研究員 鳥毛俊秀 ミズーリ工科大学 Joshua Schlegel
Purdue大学 日引俊詞 日本原子力学会2017年春の年会
炭素鋼の低温照射下での脆化挙動 技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光 主任研究員 藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 原子力環境整備促進・資金管理センター 川久保政洋（元）INSS 日本原子力学会2017年春の年会
690合金のPWSCC機構研究−高温水素ガス中における変形挙動− 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧主席研究員 戸塚信夫 副主任研究員 山田卓陽 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 日本原子力学会2017年春の年会
Fe-Mn-(Ni,Si)合金の照射ミクロ組織変化 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
日本原子力学会2017年春の年会
鉛直管内での対向流に対する界面摩擦相関式 技術システム研究所 准主任研究員 ○楠木貴世志 研究員 山本泰功
主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 冨山明男 日本原子力学会2017年春の年会
社会から受容される原子力に向けて 京都大学 芹澤昭示 ○齋藤泰司 技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一
川崎重工業 小澤達也 大阪大学 北田孝典 三菱重工業 今野眞樹 名古屋大学 澤田佳代 大阪大学 真鍋勇一郎
日本原子力学会2017年春の年会
ダウンカマ相間摩擦に係るRELAP5モデルの検証 (1)個別効果実験を用いた検証解析
技術システム研究所 客員研究員 ○鳥毛俊秀 副主任研究員 木下郁男 日本原子力学会2017年春の年会
Grain boundary oxidation and degradation in neutron-irradiated stainless steels
技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 副主任研究員 三浦照光 主任研究員 福村卓也 主席研究員 福谷耕司
ICG-EAC2017 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)
Influence of Hydrogen on the PWSCC Behavior of Alloy TT690 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧副主任研究員 山田卓陽 岡本マキエ エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
ICG-EAC2017 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)
Influence of thermal aging on SCC behavior of 17-4 PH stainless steel in high temperature water ※ポスター発表
技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽 副主任研究員 寺地巧 岡本マキエ （元）INSS 戸塚信夫
エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 ICG-EAC2017 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)
ニッケル基合金のPWSCCに及ぼすニッケルメッキの影響 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧 副主任研究員 山田卓陽
岡本マキエ （元）INSS 戸塚信夫 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 腐食防食学会 材料と環境2017
SUS630の高温水中のSCC進展挙動 技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽 副主任研究員 寺地巧 岡本マキエ（元）INSS 戸塚信夫 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 腐食防食学会 材料と環境2017
SUS304L材の繰り返し衝撃引張強度と破壊モードの遷移 大阪府立大学 ○御沖佳一郎 黒木諒介 天田智之 三村耕司 楳田努
陸偉 技術システム研究所 准主任研究員 三好弘二 日本材料学会 学術講演会
流体温度ゆらぎによる熱疲労評価法の検討 技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二 主任研究員 釜谷昌幸
日本材料学会 学術講演会
炭素鋼S45Cの疲労寿命に及ぼす平均応力効果 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 日本材料学会 学術講演会
鉛直管のシャープエッジ上端での気液対向流制限に対する圧力と温度の影響 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
研究員 山本泰功 准主任研究員 楠木貴世志 神戸大学 林公祐 細川茂雄 冨山明男
日本機械学会 第22回動力・エネルギー技術シンポジウム
T字合流部における流動挙動に関する研究 技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二 主任研究員 釜谷昌幸
日本機械学会 第22回動力・エネルギー技術シンポジウム
プラント配管のT字合流部の流動特性に関する研究 神戸大学 ○久保田浩貴 前田章吾 竹中信幸 浅野等 村川英樹 杉本勝美
技術システム研究所 准主任研究員 三好弘二 日本機械学会 第22回動力・エネルギー技術シンポジウム
エルボ管におけるFAC減肉速度と物質移行係数の評価について (8)エルボ管におけるFAC減肉速度の流速・温度依存性
技術システム研究所 副主任研究員 〇歌野原陽一 主席研究員 村瀬道雄
日本機械学会 第22回動力・エネルギー技術シンポジウム

104

研究業績
口頭発表等
［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
技術システム研究所
2017 エルボ管におけるFAC減肉速度と物質移行係数の評価について (9)減肉速度と物質移行係数との関係について
名古屋大学 〇辻義之 恒吉達矢 伊藤高啓 技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一 主席研究員 村瀬道雄
日本機械学会 第22回動力・エネルギー技術シンポジウム

690合金のPWSCC機構研究−ニッケルメッキの影響− 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧 副主任研究員 山田卓陽
岡本マキエ エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 日本原子力学会2017年秋の大会

エルボ管におけるFAC減肉速度と物質移行係数の評価について (10)エルボ管形状係数の拡散係数およびレイノルズ数依存性
名古屋大学 〇恒吉達矢 伊藤高啓 辻義之 技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一 主席研究員 村瀬道雄
日本機械学会 第22回動力・エネルギー技術シンポジウム

平成28年度原子炉圧力容器及び炉内構造物の照射影響評価手法の高度化(3)中性子照射を受けた316Lステンレス鋼の照射に伴うミクロ組織変化の評価 電力中央研究所 ○宮原勇一 西田憲二 陳思維 技術システム研究所 主任研究員 藤井克彦
日本核燃料開発 橘内裕寿 日本原子力学会2017年秋の大会

原子炉圧力容器の照射脆化 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司 日本原子力学会 第16回材料部会夏期セミナー

ダウンカマ相間摩擦に係るRELAP5モデルの検証 (2)気泡層厚さモデルによる分布パラメータの検討
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 北海道大学 三輪修一郎 Purdue大学 日引俊詞
日本原子力学会2017年秋の大会

炉内構造材料の照射影響 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 日本原子力学会 第16回材料部会夏期セミナー
316ステンレス鋼の炉水環境中での疲労き裂進展におけるひずみ速度の影響 大阪大学 ○能勢昂尚 北田孝典 竹田敏 中村隆夫
技術システム研究所 主任研究員 釜谷昌幸 日本保全学会第14回学術講演会
き裂進展解析に基づく疲労評価 技術システム研究所 主席研究員 〇釜谷昌幸 日本溶接協会 SPN-Ⅱ小委員会
A micro-mechanical study for grain boundary fracture of neutron-irradiated stainless steels
技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
18th Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors
鉛直管のシャープエッジ下端での気液対向流に対する圧力と温度の影響 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
研究員 山本泰功 准主任研究員 楠木貴世志 神戸大学 林公祐 細川茂雄 冨山明男
日本混相流学会 混相流シンポジウム2017
Performance based flaw tolerance concept for fatigue damage assessment of aged nuclear power plant
技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸
SMiRT-24 (24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology)
Mean stress effect on fatigue life of S45C carbon steel 技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸
The 4th China-Japan Joint Symposium on Fatigue of Engineering Materials and Structures
実力基準保全による検査頻度の最適化 技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸 関西電力第46回全社技術研究発表会
三次元強加振試験によるサポート付き配管系の弾塑性応答 関西電力 ○前川晃(元)INSS 川崎重工業 高橋常夫(元)INSS
日本機械学会2017年度年次大会
プラント配管の熱疲労防止に向けた流動挙動の検討 技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二 主任研究員 釜谷昌幸
日本機械学会2017年度年次大会
強震動時の繰返し衝撃荷重におけるステンレス鋼の動的強度−ひずみ速度の影響評価− 関西電力 ○前川晃(元)INSS
川崎重工業 高橋常夫(元)INSS 技術システム研究所 准主任研究員 三好弘二 大阪府立大学 楳田努 陸偉 三村耕司
日本機械学会2017年度年次大会
実力基準保全による検査頻度の合理化 技術システム研究所 主任研究員 ○釜谷昌幸 日本機械学会2017年度年次大会
配管減肉保全管理の高度化に向けた研究調査活動(2．
配管減肉予測手法の最新技術知見) 東北大学 ○渡邉豊
技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一 日本機械学会2017年度年次大会
配管減肉保全管理の高度化に向けた研究調査活動(5．
減肉管理への漏洩リスク評価の適用可能性の検討) 電力中央研究所 ○渡辺瞬東北大学 渡邉豊 技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一 日本機械学会2017年度年次大会
熱時効した316L溶接金属フェライト相へのイオン照射影響 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 日本金属学会2017年秋期大会
原子炉容器鋼の照射ミクロ組織変化への個別元素の影響 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
日本原子力学会2017年秋の大会
PWR模擬水中における19dpa中性子照射ステンレス鋼の粒界酸化挙動 技術システム研究所 主任研究員 ○福村卓也
副主任研究員 三浦照光 主任研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本核燃料開発 橘内裕寿
日本原子力学会2017年秋の大会

105

2017 鉛直管下端での気液対向制限(1) 一領域計算に用いる界面摩擦相関式 技術システム研究所 主席研究員 ○西田浩二
准主任研究員 楠木貴世志 主席研究員 村瀬道雄 日本原子力学会2017年秋の大会

大型2振動子探触子を用いた鋳造ステンレス鋼の疲労き裂評価 非破壊検査 ○遠藤賢 川上護 松原重行
技術システム研究所 主任研究員 石田仁志 日本非破壊検査協会平成29年度秋季講演大会
送受信分割型フェーズドアレイ探触子を用いたニッケル基合金溶接部における超音波探傷技術 非破壊検査 ○吉田由紀子
遠藤賢 技術システム研究所 主任研究員 石田仁志 日本非破壊検査協会平成29年度秋季講演大会
ホールドリル法による実機残留応力測定技術の開発(外部応力負荷による測定精度の検証) 熊本大学 ○谷川良平 松尾武
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 熊本大学 黒田雅利 日本機械学会 M&M2017材料力学カンファレンス
溶接境界部での停留を考慮した軸方向き裂進展予測手順 技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸
日本機械学会 M&M2017材料力学カンファレンス
微小ディスク試験片を用いた新しいスモールバルジ疲労試験法の開発 鹿児島大学 〇駒崎慎一 城島龍一郎
神戸工業試験場 村岡南那 東北大学 野上修平 技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸
神戸工業試験場 日坂知明 藤原昌晴 新田明人 日本機械学会 M&M2017材料力学カンファレンス
疲労および塑性変形への適用 技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸 日本材料学会 EBSD法による損傷評価講習会
軽水炉構造材料の照射挙動 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司
大阪ニュークリアサイエンス協会 第64回放射線科学研究会
Knowledge transfer for long term operation 技術システム研究所 副所長 ○田中秀夫 IAEA-PLiM2017
照射脆化に関する最近の話題 技術システム研究所 主任研究員 ○藤井克彦
関西原子力懇談会 原子力構造物の経年劣化に関わる維持技術の高度化に関する調査委員会
高温水素ガス中における690合金の変形挙動 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧 副主任研究員 山田卓陽
岡本マキエ エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 腐食防食学会 第64回材料と環境討論会
超微小硬さ・引張試験を用いた原子炉材料劣化に関する研究 技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光
主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 微小機械特性試験に関する研究会
溶接残留応力を考慮した異材接合部のSCC（応力腐食割れ）進展解析に関する研究 東京理科大学 〇岡田裕 能瀬雅広
天野聖 遊佐泰紀 関西電力 前川晃（元）INSS 技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 溶接構造シンポジウム2017
2018 超微小引張試験を用いた原子炉材料劣化に関する研究 技術システム研究所 副主任研究員 三浦照光 主席研究員 藤井克彦
主席研究員 ○福谷耕司 材料照射研究会・ゼロエミッションエネルギー拠点研究会
原子炉用構造材料開発の現状と課題 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司
日本金属学会2018年春期講演大会 公募シンポジウム(S4) 照射欠陥形成制御機構の解明と耐照射性材料開発への新展開
Fe-1.5Mn合金の高照射下ミクロ組織変化へのNiおよびSi添加影響 技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 日本金属学会2018年春期講演大会
熱疲労下における亀裂進展 技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸
日本機械学会 熱疲労評価技術の高度化と知識基盤拡充に関する研究分科会
鉛直管のシャープエッジ上端での気液対向制限に対する直径の影響 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
主席研究員 西田浩二 准主任研究員 楠木貴世志 神戸大学 冨山明男 日本原子力学会2018年春の年会

平成28年度関西電力原子力防災訓練のシナリオ解析 技術システム研究所 研究員 ○川崎郁夫
北海道大学 山本泰功(元)INSS 主任研究員 中村晶 関西電力 高橋俊佑 堅田泰浩 日本原子力学会2017年秋の大会

690合金のPWSCC機構研究−キャビティ生成速度に及ぼす冷間加工度の影響− 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧副主任研究員 山田卓陽 岡本マキエ エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 日本原子力学会2018年春の年会

高温水中で腐食試験した照射ステンレス鋼の粒界部の引張破壊挙動 技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光
主任研究員 福村卓也 主任研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本原子力学会2017年秋の大会

SUS316鋼モデル合金のイオン照射によるミクロ組織変化へのSiの影響 福井大学 ○土井武志 鬼塚貴志 福元謙一
技術システム研究所 副主任研究員 三浦照光 主席研究員 藤井克彦 日本原子力学会2018年春の年会

円管内蒸気・空気混合流の壁面凝縮熱伝達の数値シミュレーション 技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一
主席研究員 村瀬道雄 日本原子力学会2017年秋の大会

炭素鋼の低温照射下での脆化挙動に及ぼすCu濃度と照射速度の影響 技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光
主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 原子力環境整備促進・資金管理センター 川久保政洋（元）INSS
日本原子力学会2018年春の年会

106

研究業績
口頭発表等
［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
技術システム研究所
2018 SUS630の高温水中のSCC進展挙動 (1)析出硬化熱処理、
熱時効および試験温度の影響
技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽 副主任研究員 寺地巧 岡本マキエ エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
日本原子力学会2018年春の年会
数値シミュレーションによる壁面凝縮熱伝達実験の再現 技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一
主席研究員 村瀬道雄 日本原子力学会2018年春の年会
統計的安全評価における代替統計モデルの適用 (1)不確かさ解析への適用性に関する検討
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 日本原子力学会2018年春の年会
軽水炉炉内構造材料のミクロ組織観察手法の高度化 技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦
日本原子力学会2018年春の年会 材料部会企画セッション 材料照射研究の次の10年に向けたアクションプラン
Localized Deformation of BFB and FTT removed from a PWR 技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光
主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本核燃料開発 橘内裕寿
ICG-EAC2018 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)
APT analysis of solute clustering in neutron-irradiated stainless steels 技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 ICG-EAC2018 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)
Influence of Cavity Formation in High Temperature Air on the Initiation of PWSCC in Alloy 690
技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧 岡本マキエ 副主任研究員 山田卓陽 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
ICG-EAC2018 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)
Elastic-plastic Fracture Resistance of Carbon Steel for Cyclic Load 技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸
The 12th International Workshop on the Integrity of Nuclear Components
Countercurrent Flow Limitation in Vertical Pipes 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 所長 三島嘉一郎
神戸大学 冨山明男 8th European-Japanese Two-Phase Flow Group Meeting (第8回日欧二相流専門家会議)
SUS630の高温水中のSCC進展挙動に及ぼす試験温度、応力と熱時効の影響 技術システム研究所 副主任研究員 ○山田卓陽
副主任研究員 寺地巧 岡本マキエ エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 腐食防食学会 材料と環境2018
690合金の高温大気中クリープ亀裂発生への冷間加工度および温度の影響 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧副主任研究員 山田卓陽 岡本マキエ エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 腐食防食学会 材料と環境2018
APT analysis of solute clustering in neutron-irradiated stainless steels 技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 International Symposium on The Future of Nuclear Materials Research
Micro-tensile testing for understanding fracture behavior of irradiated stainless steels
技術システム研究所 副主任研究員 三浦照光 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 ○福谷耕司
International Symposium on The Future of Nuclear Materials Research
多軸疲労のための加圧平板曲げ疲労試験 技術システム研究所 主席研究員 〇釜谷昌幸 日本材料学会 学術講演会
鉛直管のシャープエッジ上端での気液対向制限(直径の影響) 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
主席研究員 西田浩二 神戸大学 合田頼人 冨山明男 日本機械学会 第23回動力・エネルギー技術シンポジウム
T字合流部に生じる熱疲労発生メカニズムの検討 技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二 神戸大学 久保田浩貴
金本慎一郎 杉本勝美 村川英樹 浅野等 日本機械学会 第23回動力・エネルギー技術シンポジウム
配管減肉保全管理の高度化のための研究調査 その1：全体概要 電力中央研究所 〇稲田文夫 東北大学 渡邉豊
日本原子力発電 中間昌平 技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一 電力中央研究所 米田公俊 藤原和俊
日本機械学会 第23回動力・エネルギー技術シンポジウム
配管減肉保全管理の高度化のための研究調査 その2：流れ加速型腐食および液滴衝撃エロージョンに関する技術的知見の現状
技術システム研究所 副主任研究員 〇歌野原陽一 東北大学 渡邉豊 電力中央研究所 藤原和俊 森田良 佐竹正哲
日本機械学会 第23回動力・エネルギー技術シンポジウム
配管減肉保全管理の高度化のための研究調査 その3：検査・モニタリング手法に関する技術的知見の現状と適用性の検討
三菱重工業 小平武志 電力中央研究所 ○東海林一 米田公俊 技術システム研究所 副主任研究員 歌野原陽一
日本機械学会 第23回動力・エネルギー技術シンポジウム
PWR環境中でのステンレス鋼の環境効果(レプリカ観察による亀裂発生・成長挙動の調査) 大阪大学 ○能勢昂尚 北田孝典
竹田敏 中村隆夫 技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 日本保全学会第15回学術講演会
オーステナイト系ステンレス鋼の二軸応力下における配管部疲労き裂進展評価 大阪大学 ○原田祥五 北田孝典 竹田敏
中村隆夫 技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 日本保全学会第15回学術講演会
国内外の疲労モニタリングの現状と課題 技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二
日本機械学会 熱疲労評価技術の高度化と知識基盤拡充に関する研究分科会

1072018 Influence of Cavity Formation on SCC in Alloy 690 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧副主任研究員 山田卓陽 岡本マキエ エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
International Symposium on Material Service Performance in Nuclear Power Plants
高温水中における中性子照射ステンレス鋼の腐食特性と粒界酸化部の破壊挙動 技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光
主任研究員 福村卓也 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 第4回軽水炉燃料・材料・水化学夏期セミナー
鉛直管のシャープエッジ上端での気液対向流制限に対する環状流モデル 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
主席研究員 西田浩二 神戸大学 合田頼人 島村長幸 冨山明男 日本混相流学会 混相流シンポジウム2018
上端シャープエッジ鉛直管における気液二相対向流の界面及び壁面摩擦係数 神戸大学 ○島村長幸 合田頼人 林公祐
細川茂雄 冨山明男 技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 主席研究員 西田浩二
日本混相流学会 混相流シンポジウム2018
加圧器サージ管での気液対向流制限 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 主席研究員 西田浩二
准主任研究員 楠木貴世志 神戸大学 合田頼人 冨山明男 日本原子力学会2018年秋の大会
照射ステンレス鋼の溶質原子クラスタの照射量依存性 技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
日本原子力学会2018年秋の大会
OILに基づく被ばく線量評価の検討 (4)OIL1、2用再浮遊係数の評価 技術システム研究所 主席研究員 ○吉田至孝
関西電力 高橋俊佑 日本原子力学会2018年秋の大会
シビアアクシデント演習ツールの改良 技術システム研究所 研究員 ○川崎郁夫 主席研究員 中村晶 関西電力 高橋俊佑
日本原子力学会2018年秋の大会
690合金のPWSCC機構研究−高温水素ガスによる変形への加工度および温度の影響−
技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧 主任研究員 山田卓陽 岡本マキエ エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
日本原子力学会2018年秋の大会
T字配管合流部枝管上流への逆流現象の数値シミュレーション 技術システム研究所 副主任研究員 〇歌野原陽一
准主任研究員 三好弘二 主席研究員 釜谷昌幸 日本原子力学会2018年秋の大会
平成29年度原子炉圧力容器及び炉内構造物の照射影響評価手法の高度化(3)中性子照射を受けたオーステナイト系ステンレス鋼のミクロ組織と降状強度の相関 電力中央研究所 〇宮原勇一 西田憲二 陳思維 技術システム研究所 主席研究員 藤井克彦
日本原子力学会2018年秋の大会
軽水炉炉内構成材料の照射特性に関するデータ調査と傾向分析(1)全体概要 日本原子力研究開発機構 ○知見康弘 笠原茂樹
塙悟史 技術システム研究所 主席研究員 福谷耕司 主席研究員 藤井克彦 日本原子力学会2018年秋の大会
軽水炉炉内構成材料の照射特性に関するデータ調査と傾向分析(2)引張特性とIASCC発生技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司 主席研究員 藤井克彦 日本原子力研究開発機構 知見康弘 笠原茂樹
ニュークリア･デベロップメント 藤本浩二 日本原子力学会2018年秋の大会
軽水炉炉内構成材料の照射特性に関するデータ調査と傾向分析(3)IASCC亀裂進展と破壊靭性
日本原子力研究開発機構 ○笠原茂樹 知見康弘 技術システム研究所 主席研究員 福谷耕司 主席研究員 藤井克彦
日本核燃料開発 越石正人 日本原子力学会2018年秋の大会
PWR照射ステンレス鋼の局所変形挙動−BFB材とFTT材の比較− 技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光
主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本原子力学会2018年秋の大会
統計的安全評価における代替統計モデルの適用(2)実機条件に対する不確かさ解析への適用性に関する研究
技術システム研究所 副主席研究員 ○木下郁男 日本原子力学会2018年秋の大会
Understanding the mechanisms of environmental degradation by high-resolution microscopy
Oxford大学 ○S. Lozano-Perez Z. Shen M. Meisnar J. Dohr フランス電力公社 EDF T. Couvant
技術システム研究所 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 19th International Microscopy Congress (IMC19)
T字合流部の熱疲労防止に向けた流動現象の検討 技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二 主席研究員 釜谷昌幸
日本機械学会2018年度年次大会
配管熱疲労評価のための弾塑性ひずみ推定 技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸 日本機械学会2018年度年次大会
送受信分割型フェーズドアレイ探触子を用いたニッケル基合金溶接部における超音波探傷技術
非破壊検査 ○吉田由紀子 遠藤賢 技術システム研究所 主任研究員 石田仁志
日本非破壊検査協会 関西支部平成30年度(第43回)非破壊検査に関する研究発表会
Development of Reliability Assessment Model for Seismic Loading Considering Fatigue Damage
技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸 大阪大学 中村隆夫
4th International Conference on Maintenance Science and Technology (ICMST2018)

108

研究業績
口頭発表等
［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
技術システム研究所
2018 Non-Destructive Evaluation of Thermal Aging of Cast Stainless Steel Using Thermoelectric Power Measurement
技術システム研究所 主任研究員 ○石田仁志
PIONIC-3 (Program for Investigation Of NDE by International Collaboration の各国参加機関のProgram検討会議)
フェーズドアレイ探触子を用いたニッケル基合金溶接部における検査範囲拡大のための超音波探傷技術 非破壊検査 ○遠藤賢
吉田由紀子 北阪純一 技術システム研究所 主任研究員 石田仁志 日本非破壊検査協会平成30年度秋季講演大会
Research on Nuclear Thermal-hydraulics and Safety 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
第7回日韓学生、若手研究者セミナー(NTHAS11に併設のStudent Seminar)
中性子照射ステンレス鋼の照射欠陥および溶質原子クラスタの形成と機械的特性変化との関係
技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 ゼロエミッションエネルギー拠点研究会(ZE研究会)
中性子照射ステンレス鋼の粒界部の引張破壊挙動(2) −粒界ミクロ組織との関係−
技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本核燃料開発 橘内裕寿
ゼロエミッションエネルギー拠点研究会(ZE研究会)
軽水炉照射によるオーステナイト系ステンレス鋼の機械的性質の変化 技術システム研究所 主席研究員 ○福谷耕司
主席研究員 藤井克彦 日本原子力研究開発機構 知見康弘 ゼロエミッションエネルギー拠点研究会(ZE研究会)
Characterization of cavities formed in Alloy 690 exposed to simulated PWR primary water
技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧 主任研究員 山田卓陽 岡本マキエ エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
EPRI 690/52/152合金のPWSCC研究協力会議 (EPRI Alloy 690/52/152 Primary Water Stress Corrosion Cracking Research
Collaboration Meeting 2018)
ステンレス鋳鋼製配管の超音波探傷試験システムの開発 技術システム研究所 主任研究員 ○石田仁志
月刊「検査技術」
主催セミナー「超音波試験による検査の最新事例」
ホールドリル法による実機残留応力測定技術の開発(測定精度に影響を及ぼす因子の検討) 熊本大学 ○山口智也 谷川良平
黒田雅利 技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 日本機械学会 M&M2018材料力学カンファレンス
スモールパンチ試験による炭素鋼の引張特性の推定 技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸
日本機械学会 M&M2018材料力学カンファレンス
繰返し荷重下での弾塑性破壊靱性(S45C鋼に対する疲労亀裂進展と破壊靭性の関係)
技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸 日本機械学会 M&M2018材料力学カンファレンス
高低温水合流部の熱疲労特性の検討 技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二 主席研究員 釜谷昌幸
日本機械学会 M&M2018材料力学カンファレンス
スモールバルジ疲労試験技術の開発(SUS316鋼の疲労寿命評価への適用) 鹿児島大学 ○吉崎幸一朗 駒崎慎一
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 東北大学 野上修平 神戸工業試験場 村岡南那 日坂知明 新田明人
日本機械学会 M&M2018材料力学カンファレンス
2019 RELAP5-3Dを用いたATWS事象解析 技術システム研究所 主任研究員 ○柳千裕 シー・エス・エー・ジャパン 安藤伸裕
原子力エンジニアリング 馬場巌 児玉茂雄 日本原子力学会2019年春の年会
上端での気液対向流制限下における鉛直管内ボイド率の評価 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
主席研究員 西田浩二 主任研究員 高木俊弥 神戸大学 合田頼人 島村長幸 冨山明男 日本原子力学会2019年春の年会
非線形超音波法による照射ミクロ組織変化の評価 技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦 研究員 小島敦子
主任研究員 石田仁志 超音波材料診断研究所 川嶋紘一郎 日本原子力学会2019年春の年会
シビアアクシデント時の炉心燃料損傷に関する研究(1)SFD1-4試験と解析条件 技術システム研究所 主席研究員 ○西田浩二
客員研究員 鳥毛俊秀 客員研究員 佐野直樹 准主任研究員 楠木貴世志 主席研究員 村瀬道雄
日本原子力学会2019年春の年会
シビアアクシデント時の炉心燃料損傷に関する研究(2)SFD1-4試験の解析評価 技術システム研究所 客員研究員 ○佐野直樹
主席研究員 西田浩二 客員研究員 鳥毛俊秀 准主任研究員 楠木貴世志 主席研究員 村瀬道雄
日本原子力学会2019年春の年会
高温水中SUS630のSCC進展挙動に及ぼす長時間熱時効の影響 硬さと微細組織変化からの検討
技術システム研究所 主任研究員 ○山田卓陽 副主任研究員 寺地巧 岡本マキエ エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
日本原子力学会2019年春の年会

1092019 炭素鋼製オーバーパックの脆化予測に関する研究(1)炭素鋼の低温照射下での脆化挙動技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
原子力環境整備促進・資金管理センター 川久保政洋（元）INSS 日本原子力学会2019年春の年会
Atom Probe Tomography Analysis of Cold-Worked 316 Stainless Steels Irradiated in PWR
技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 ICG-EAC2019 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)
Blunt notch CT test under dynamic loading condition of cold-worked 316 stainless steel in simulated PWR primary water
技術システム研究所 主任研究員 ○山田卓陽 副主任研究員 寺地巧 岡本マキエ エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
ICG-EAC2019 (環境助長割れ国際共同研究グループ会議)
Countercurrent Flow Limitation in a pressurizer surge line 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
主席研究員 西田浩二 主任研究員 高木俊弥 神戸大学 冨山明男 ICONE27 (第27回原子力工学国際会議)
Application of Surrogate Models for Uncertainty Quantification of RELAP5 Code Analysis on LSTF Small Break LOCA Tests
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 ICONE27 (第27回原子力工学国際会議)
Direct comparison of radiation defects in RPV steels between APT and TEM observations
技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
The 21th meeting of the International Group on Radiation Damage Mechanisms in Pressure Vessel Steels (IGRDM-21)
亀裂成長概念に基づく疲労強度評価(S45C炭素鋼の平均応力効果と有効ひずみ範囲の関係)
技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸 日本材料学会 学術講演会
熱疲労防止に向けたT字合流部の逆流現象の解明(1)可視化実験による観察T字合流部の熱疲労防止に向けた流動現象の検討
技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二 副主任研究員 歌野原陽一 主席研究員 釜谷昌幸
日本機械学会 第24回動力・エネルギー技術シンポジウム
熱疲労防止に向けたT字合流部の逆流現象の解明(2)数値シミュレーションによる再現
技術システム研究所 副主任研究員 〇歌野原陽一 准主任研究員 三好弘二 主席研究員 釜谷昌幸
日本機械学会 第24回動力・エネルギー技術シンポジウム
Analytical Evaluation on Fuel Damage Progression in THE SFD 1-4 TEST 技術システム研究所 研究員 ○佐野直樹
主席研究員 西田浩二 客員研究員 鳥毛俊秀 准主任研究員 楠木貴世志 主席研究員 村瀬道雄
Materials Science for Severe Accident and Fukushima Daiichi decommissioning WORKSHOP 2019
疲労き裂の発生・進展挙動に与える炉水環境中での温度の影響について 大阪大学 ○三澤樹 北田孝典 竹田敏 中村隆夫
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 日本保全学会第16回学術講演会
Fatigue damage management according to performance based maintenance (PBM) concept
技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸
25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-25)
鉛直円管における蒸気と空気の混合気体からの凝縮熱流束 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
副主任研究員 歌野原陽一 神戸大学 合田頼人 島村長幸 細川茂雄 冨山明男
日本混相流学会 混相流シンポジウム2019
鉛直円管内気液対向流における界面及び壁面摩擦係数 神戸大学 ○合田頼人 島村長幸 林公祐 細川茂雄 冨山明男
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 日本混相流学会 混相流シンポジウム2019
下端フラッディング状態における鉛直管内での界面摩擦に及ぼす流体物性値の影響 技術システム研究所 研究員 ○佐野直樹
主席研究員 村瀬道雄 主任研究員 高木俊弥 主席研究員 西田浩二 神戸大学 合田頼人 冨山明男
日本混相流学会 混相流シンポジウム2019
RELAP5-3Dを用いたATWS事象解析(2) 技術システム研究所 主任研究員 ○柳千裕 シー・エス・エー・ジャパン 安藤伸裕
原子力エンジニアリング 馬場巌 児玉茂雄 日本原子力学会2019年秋の大会
オーステナイト鋼の照射硬化に対する溶質クラスタの影響 福井大学 ○馬渕貴魁 関西電力 土井武志
福井大学附属国際原子力工学研究所 福元謙一 技術システム研究所 主席研究員 藤井克彦 日本原子力学会2019年秋の大会
引張応力下照射で低合金鋼に形成する溶質クラスタのアトムプローブ分析 技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 物質・材料研究機構 大久保忠勝 埋橋淳 日本原子力学会2019年秋の大会
平成30年度関西電力美浜発電所原子力防災訓練のプラント事象進展シナリオ解析 技術システム研究所 研究員 ○川崎郁夫
主任研究員 高木俊弥 関西電力 尾上彰 池田浩之 日本原子力学会2019年秋の大会

690合金のPWSCC機構研究−破面上における粒界キャビティの形態評価− 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧
岡本マキエ 主任研究員 山田卓陽 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 日本原子力学会2019年春の年会

鉛直管内での気液対向流における界面摩擦 (1)下端フラッディング 技術システム研究所 研究員 ○佐野直樹
主席研究員 村瀬道雄 主任研究員 高木俊弥 主席研究員 西田浩二 神戸大学 合田頼人 冨山明男
日本原子力学会2019年秋の大会

統計的安全評価における代替統計モデルの適用(3)適応的サンプリングの有効性に関する検討
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 日本原子力学会2019年春の年会

鉛直管内での気液対向流における界面摩擦 (2)上端フラッディング 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
主席研究員 西田浩二 主任研究員 高木俊弥 神戸大学 冨山明男 日本原子力学会2019年秋の大会

110

研究業績
口頭発表等
［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
技術システム研究所
2019 TT690合金のPWR1次系模擬水中長期SCC発生試験 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧 主任研究員 山田卓陽
岡本マキエ エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 日本原子力学会2019年秋の大会
照射ステンレス鋼の粒界部の引張破壊挙動(3) −照射量およびミクロ組織との関係−
技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本核燃料開発 瀬戸仁史
日本原子力学会2019年秋の大会
非線形超音波法による電子線照射した低合金鋼のミクロ組織変化の評価 技術システム研究所 研究員 ○小島敦子
主席研究員 藤井克彦 主任研究員 石田仁志 超音波材料診断研究所 川嶋紘一郎 日本原子力学会2019年秋の大会
T字配管合流部の逆流現象と流体温度差の影響評価 技術システム研究所 副主任研究員 〇歌野原陽一 准主任研究員 三好弘二
主席研究員 釜谷昌幸 日本原子力学会2019年秋の大会
配管溶接部エルボテーパ部の超音波探傷試験条件の検討 技術システム研究所 副主任研究員 〇市来隆一
非破壊検査 堤田正一 遠藤賢 松原重行 北阪純一 日本原子力学会2019年秋の大会
ダイナミックPRAにおける代替統計モデルの適用 (1)PCTの限界曲面予測への適用性に関する検討
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 日本原子力学会2019年秋の大会
A Limit Surface Prediction for PWR LOCA Transients Using Adaptive Machine Learning Techniques
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 29th European Safety and Reliability Conference (ESREL2019)
実力基準保全による検査頻度の合理化 技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸
関西原子力懇談会 原子力構造物の高経年化に関わる維持技術の高度化に関する調査委員会
第2回ラウンドロビン試験結果(塑性変形)の報告 技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸
日本材料学会 高温強度部門委員会
Micro-tensile testing for grain boundary fracture in neutron-irradiated stainless steels
技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本核燃料開発 橘内裕寿
Materials in Nuclear Energy Systems 2019
PWR1次系模擬水中におけるTT690合金の長期SCC発生試験 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧主任研究員 山田卓陽 岡本マキエ エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 腐食防食学会 第66回材料と環境討論会
ステンレス鋼溶接金属／鋳鋼の酸素添加高温水中のSCC進展挙動 技術システム研究所 主任研究員 ○山田卓陽
副主任研究員 寺地巧 岡本マキエ エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 腐食防食学会 第66回材料と環境討論会
ホールドリル法による実機残留応力測定技術の開発(精度向上のための測定手順) 熊本大学 〇山口智也 黒田雅利
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 日本機械学会 M&M2019材料力学カンファレンス
集束イオンビーム加工装置内引張試験とその応用 技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
副主任研究員 三浦照光 日本金属学会研究会No.82「微小領域の力学特性評価とマルチスケールモデリング」
第1回研究集会
鋳造ステンレス鋼配管の走査不可能範囲に対する分割型マトリクスアレイ探触子を用いた探傷技術の超音波シミュレーションによる検討
非破壊検査 〇堤田正一 遠藤賢 技術システム研究所 副主任研究員 市来隆一
日本非破壊検査協会2019年度秋季講演大会
Research on Nuclear Thermal-Hydraulics at INSS (INSSにおける原子炉の熱流動に関する研究)
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
釜山国立大学 機械工学科の大学院生に対する講演 (Jae Jun Jeong 教授の依頼による)2020 中性子照射ステンレス鋼中の転位ループ性格と溶質原子偏析の関係 技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 日本核燃料開発 瀬戸仁史 材料照射研究会
ステンレス鋼溶接金属の超微小引張試験 技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光 主席研究員 藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 材料照射研究会
円管内での蒸気と空気の混合気体の下降流における凝縮熱伝達 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
副主任研究員 歌野原陽一 神戸大学 冨山明男 日本原子力学会2020年春の年会
鉛直管の上端フラッディング条件における流動特性 技術システム研究所 主任研究員 ○高木俊弥 主席研究員 村瀬道雄
神戸大学 合田頼人 島村長幸 冨山明男 日本原子力学会2020年春の年会
PWR構成材料のSCCの機構研究−腐食に及ぼすNi濃度および温度の影響− 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧主任研究員 山田卓陽 岡本マキエ 宮本友樹 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 日本原子力学会2020年春の年会
軽水炉照射されたステンレス鋼中の溶質原子クラスタの硬化への寄与 技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 日本原子力学会2020年春の年会
ステンレス鋼溶接金属／鋳鋼の酸素添加高温水中のSCC進展挙動に及ぼす水質と温度の影響
技術システム研究所 主任研究員 ○山田卓陽 副主任研究員 寺地巧 岡本マキエ エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
日本原子力学会2020年春の年会

1112020 非凝縮性ガス存在下における円管内壁面凝縮熱流束の数値シミュレーション 技術システム研究所 副主任研究員 〇歌野原陽一
主席研究員 村瀬道雄 日本原子力学会2020年春の年会
MAAPにおける1F事故を踏まえた発電所安全対策設備のモデル化 技術システム研究所 准主任研究員 〇楠木貴世志
主任研究員 高木俊弥 研究員 佐野直樹 日本原子力学会2020年春の年会
シビアアクシデント時の炉心燃料損傷に関する研究 (3)SFD1-4試験のリロケーション評価
技術システム研究所 研究員 ○佐野直樹 主席研究員 村瀬道雄 主席研究員 西田浩二 准主任研究員 楠木貴世志
日本原子力学会2020年春の年会
シビアアクシデント解析における代替統計モデルの適用 (1)平均値シフト法による時系列クラスタリング
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 日本原子力学会2020年春の年会
超微小引張試験によるステンレス鋼溶接金属の引張特性評価 (1)サイズ効果の検討
技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本原子力学会2020年春の年会
中性子照射ステンレス鋼中の転位ループ性格と溶質原子偏析の関係 技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 日本核燃料開発 瀬戸仁史 日本金属学会2020年春期大会
弾塑性破壊靭性(J-R曲線)と疲労亀裂進展速度の相関 技術システム研究所 主席研究員 〇釜谷昌幸
日本材料学会 学術講演会
Fatigue life prediction for variable strain at a mixing tee by use of effective strain amplitude
技術システム研究所 准主任研究員 〇三好弘二 主席研究員 釜谷昌幸 ASME 2020 Pressure Vessels ＆ Piping Conference
原子力発電所緊急時対応支援のための事象進展予測システムの高度化 技術システム研究所 准主任研究員 ○楠木貴世志
主任研究員 高木俊弥 主席研究員 中村晶 研究員 佐野直樹 関西電力第49回全社技術研究発表会
フラッディング状態における上下端ラウンドの鉛直管でのボイド率 技術システム研究所 研究員 ○佐野直樹
主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 合田頼人 林公祐 冨山明男 日本混相流学会 混相流シンポジウム2020
気液対向流条件における3 3ロッドバンドル内での流動特性 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 研究員 佐野直樹
主任研究員 高木俊弥 主席研究員 西田浩二 神戸大学 島村長幸 合田頼人 林公祐 冨山明男
日本混相流学会 混相流シンポジウム2020
円管内での過熱蒸気と空気の混合気体の下降流に対する凝縮熱伝達 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
副主任研究員 歌野原陽一 神戸大学 合田頼人 細川茂雄 冨山明男 日本原子力学会2020秋の大会
中性子照射ステンレス鋼中の溶質原子クラスタの硬化係数の検討 技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 日本原子力学会2020秋の大会
鉛直管の上端フラッディングにおける管内ボイド率の評価 技術システム研究所 主任研究員 〇高木俊弥
主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 林公祐 冨山明男 日本原子力学会2020秋の大会
高温水中におけるステライト材の応力腐食割れに及ぼす温度の影響 技術システム研究所 研究員 ○笹岡孝裕
副主任研究員 寺地巧 主任研究員 山田卓陽 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 日本原子力学会2020秋の大会
超微小引張試験による実機ステンレス鋼溶接金属の引張特性評価 技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光
主任研究員 福村卓也 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本核燃料開発 瀬戸仁志
日本原子力学会2020秋の大会
PWR構成材料のSCC機構研究−皮膜厚さに及ぼすFe-Cr-Ni組成の影響− 技術システム研究所 副主任研究員 ○寺地巧主任研究員 山田卓陽 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 日本原子力学会2020秋の大会
照射ステンレス鋼の粒界酸化挙動に及ぼす応力と溶存水素の影響 技術システム研究所 主任研究員 福村卓也
副主任研究員 ○三浦照光 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本核燃料開発 橘内裕寿
日本原子力学会2020年秋の大会
MAAPにおける1F事故を踏まえた発電所安全対策設備のモデル化(その2) 技術システム研究所 准主任研究員 ○楠木貴世志
主任研究員 高木俊弥 主席研究員 中村晶 研究員 佐野直樹 日本原子力学会2020年秋の大会
瓦礫等による放射線源の評価手法を反映した線量評価システムの高度化 技術システム研究所 研究員 ○川崎郁夫
主任研究員 高木俊弥 若狭湾エネルギー研究センター 久米恭 関西電力 河瀬宇宙 日本原子力学会2020年秋の大会
熱疲労防止に向けたT字合流部の逆流現象の解明 (1)流体温度測定実験 技術システム研究所 准主任研究員 ○三好弘二
副主任研究員 歌野原陽一 主席研究員 釜谷昌幸 日本原子力学会2020年秋の大会
熱疲労防止に向けたT字合流部の逆流現象の解明 (2)数値シミュレーションによる実機潜り込み深さの推定
技術システム研究所 副主任研究員 ○歌野原陽一 准主任研究員 三好弘二 主席研究員 釜谷昌幸
日本原子力学会2020年秋の大会
シビアアクシデント時の炉心燃料損傷に関する研究 (4)MAAP5によるSFD1-4試験のリロケーション評価
技術システム研究所 研究員 ○佐野直樹 主席研究員 西田浩二 准主任研究員 楠木貴世志 主席研究員 村瀬道雄
日本原子力学会2020年秋の大会

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研究業績
口頭発表等
［ 学会・学術会合等発表論文集 ］
技術システム研究所
2020 統計的安全評価おける代替統計モデルの適用 (4)平均値シフト法による時系列クラスタリング
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 日本原子力学会2020年秋の大会
Micro-tensile testing of stainless steel welds 技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光 主席研究員 藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 GIMRT Joint International Symposium on Radiation Effects in Materials and Actinide Science:
GIMRT-REMAS2020
Effects of cold work on solute atom clustering during thermal aging in RPV model alloy
技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 GIMRT Joint International Symposium on Radiation
Effects in Materials and Actinide Science: GIMRT-REMAS2020 東北大学金属材料研究所研究会
Micro-tensile testing of stainless steel welds used in PWRs 技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光
主任研究員 福村卓也 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本核燃料開発 瀬戸仁志
NuMat 2020 (the Nuclear Materials conference)
鋳造ステンレス鋼配管の走査不可能範囲に対する分割型マトリクスアレイ探触子を用いた探傷技術の超音波シミュレーションによる検討(第2報) 技術システム研究所 副主任研究員 〇市来隆一 主任研究員 西川嘉人 非破壊検査 堤田正一 北阪純一
日本非破壊検査協会2020年度秋季講演大会
新技術を適用した超音波探傷試験技術の開発 技術システム研究所 主席研究員 〇石田仁志
超音波診断技術(UT)を用いた原子力発電所の保全技術セミナー
SBF試験法によるSUS316鋼の疲労損傷評価の検討 鹿児島大学 〇江上弘輔 駒崎慎一
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 神戸工業試験場 日坂知明 新田明人 日本材料学会 第58回高温強度シンポジウム
イオン照射したステンレス鋼モデル合金に形成される溶質原子クラスタの熱的安定性と硬化寄与 福井大学 〇馬渕貴魁彰 福元謙一
技術システム研究所 主席研究員 藤井克彦 日本金属学会・日本鉄鋼協会 北陸信越支部令和2年度連合講演会
2021 矩形き裂に特化したJ積分による応力拡大係数データベース整備 技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸
東京理科大学 〇菅村健治 岡田裕 日本機械学会 第27期関東支部総会・講演会
イオン照射したステンレス鋼モデル合金に形成される溶質原子クラスタの熱的安定性と硬化寄与(1)(2) 福井大学 〇1馬渕貴魁彰〇2福元謙一 技術システム研究所 主席研究員 藤井克彦 日本金属学会2021年春期大会
CFD計算モデル用の凝縮伝熱相関式の検討 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 主任研究員 歌野原陽一
神戸大学 細川茂雄 冨山明男 日本原子力学会2021年春の年会
鉛直管上端フラッディングでの流動特性に対する直径と流体物性値の影響 技術システム研究所 主任研究員 ○高木俊弥
主席研究員 村瀬道雄 神戸大学 林公祐 冨山明男 日本原子力学会2021年春の年会
PWR環境下のTT690合金の皮膜厚さに及ぼす溶存水素濃度と温度の影響 技術システム研究所 研究員 ○笹岡孝裕
主任研究員 山田卓陽 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 関西電力 寺地巧（元）INSS 日本原子力学会2021年春の年会
JEAC4201における関連温度移行量評価方法の見直し (5)関連温度移行量評価式の係数最適化の第3者検証
技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦 日本原子力学会2021年春の年会
SUS630の高温水中SCC挙動に及ぼす熱時効時間と温度の影響 技術システム研究所 主任研究員 ○山田卓陽
エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 関西電力 寺地巧（元）INSS 神戸工業試験場 岡本マキエ
日本原子力学会2021年春の年会
空気・蒸気混合流の円管内壁面凝縮シミュレーションと計算メッシュ粗視化の検討
技術システム研究所 主任研究員 ○歌野原陽一 主席研究員 村瀬道雄 日本原子力学会2021年春の年会
超微小引張試験によるステンレス鋼の照射硬化挙動の評価 技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光 國谷耕平
主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本原子力学会2021年春の年会
シビアアクシデント時の炉心燃料損傷に関する研究 (5)SFD1-4試験の温度と空隙率の評価
技術システム研究所 主席研究員 ○西田浩二 研究員 佐野直樹 准主任研究員 楠木貴世志 主席研究員 村瀬道雄
日本原子力学会2021年春の年会
統計的安全評価おける代替統計モデルの適用 (5)交差検証法による統計的安全評価値の予測精度の検討
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 日本原子力学会2021年春の年会
Blunt notch CT test of cold-worked alloy 600 MA in simulated PWR primary water
技術システム研究所 主任研究員 ○山田卓陽 副主任研究員 大厩徹 國谷耕平 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
関西電力 寺地巧（元）
INSS ICG-EAC2021（環境助長割れ国際共同研究グループ会議）
PIONICプロジェクト 回送試験片(ステンレス鋳鋼熱時効材)の測定結果 技術システム研究所 主席研究員 ○石田仁志
PIONIC日本コンソーシアム会議

113

2021 PIONICプロジェクト 回送試験片(ステンレス鋳鋼熱時効材)の測定結果 ※日本代表機関 発電設備技術検査協会 INSS資料提供のみ
技術システム研究所 主席研究員 石田仁志 PIONIC全体会議
実機の疲労課題の解決に向けた取り組み 技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸
日本材料学会「学生および若手研究者の研究交流会」
Effect of a single overload on fatigue crack growth of Type 316 stainless steel 技術システム研究所 副主任研究員 ○三好弘二
主席研究員 釜谷昌幸 ASME 2021 Pressure Vessels ＆ Piping Virtual Conference
T字合流部の逆流現象による熱疲労評価手法の検討 流体温度測定実験 技術システム研究所 副主任研究員 ○三好弘二
主任研究員 歌野原陽一 主席研究員 釜谷昌幸 日本機械学会 第25回動力・エネルギー技術シンポジウム
T字合流部の逆流現象による熱疲労評価手法の検討 数値シミュレーションによる分岐管壁面伝熱の再現
技術システム研究所 主任研究員 ○歌野原陽一 副主任研究員 三好弘二 主席研究員 釜谷昌幸
日本機械学会 第25回動力・エネルギー技術シンポジウム
数値シミュレーションで使用する凝縮伝熱相関式の検討 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 主任研究員 歌野原陽一
神戸大学 冨山明男 日本混相流学会 混相流シンポジウム2021
堆積層内における気液二相流に関する研究 神戸大学 〇田中裕太 栗本遼 林公祐 冨山明男
技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄 日本混相流学会 混相流シンポジウム2021
ステンレス鋼溶接金属の熱時効と照射による腐食特性変化 技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦 主任研究員 山田卓陽
國谷耕平 主席研究員 福谷耕司 日本原子力学会2021年秋の大会
ロッドバンドルにおける気液対向流制限 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 主任研究員 高木俊弥
主席研究員 西田浩二 神戸大学 冨山明男 日本原子力学会2021秋の大会
シビアアクシデント時の炉心損傷、リロケーションの検討 (1)LOFT LP-FP-2試験のMAAP5解析条件
技術システム研究所 主席研究員 ○西田浩二 研究員 佐野直樹 准主任研究員 楠木貴世志 主席研究員 村瀬道雄
日本原子力学会2021年秋の大会
鉛直管上端フラッディングでの流動特性に対する上部タンク水位の影響 技術システム研究所 主席研究員 村瀬道雄
主任研究員 ○高木俊弥 神戸大学 栗本遼 林公祐 冨山明男 日本原子力学会2021秋の大会
シビアアクシデント演習ツールの改良 技術システム研究所 研究員 ○川崎郁夫 主任研究員 高木俊弥 関西電力 山本治宗
原子力エンジニアリング 雑賀宏 日本原子力学会2021年秋の大会
SUS630の高温水中SCC挙動に及ぼす熱時効による微細組織の影響 技術システム研究所 主任研究員 ○山田卓陽 國谷耕平
副主任研究員 大厩徹 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 日本原子力学会2021年秋の大会
MAAPにおけるISLOCAのモデル化 技術システム研究所 准主任研究員 ○楠木貴世志 主任研究員 高木俊弥
日本原子力学会2021年秋の大会
T字合流部の逆流現象で生じる分岐管壁面温度変動の数値シミュレーション 技術システム研究所 主任研究員 ○歌野原陽一
副主任研究員 三好弘二 主席研究員 釜谷昌幸 日本原子力学会2021年秋の大会
PWR一次系模擬環境での照射ステンレス鋼の粒界酸化とIASCC発生の関係 技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光
主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本原子力学会2021年秋の大会
TT690合金冷間加工材におけるPWR1次系模擬水中SCC発生試験−変形を許容した高応力条件下での亀裂発生挙動−技術システム研究所 副主任研究員 ○大厩徹 主任研究員 山田卓陽 國谷耕平 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
関西電力 寺地巧（元）
INSS 日本原子力学会2021年秋の大会
EBSDによる材料損傷の詳細評価(粒内方位差同定誤差の低減方法の提案) 技術システム研究所 ○前川直子
主席研究員 釜谷昌幸 日本原子力学会2021年秋の大会
イオン照射によるステンレス鋼中の溶質原子クラスタによる照射硬化機構の検討 福井大学 〇福元謙一 馬渕貴魁彰
技術システム研究所 主席研究員 藤井克彦 日本原子力学会2021年秋の大会
Fe-Mn合金の照射硬化と照射組織変化へのMn濃度の影響 技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司
京都大学 藪内聖皓 日本金属学会2021年秋期大会
参照塑性勾配法によるJ積分評価(多直線応力・ひずみ曲線への適用) 技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸
日本機械学会 M&M2021材料力学カンファレンス
SBF試験法によるSUS316鋼の疲労損傷評価の検討 鹿児島大学 〇駒崎慎一 江上弘輔
技術システム研究所 主席研究員 釜谷昌幸 神戸工業試験場 日坂知明 新田明人 日本機械学会 M&M2021材料力学カンファレンス
音弾性定数によるFe-Cu合金中の溶質原子クラスタの評価 京都大学 ○前田悠希 松田直樹 西川雅章 北條正樹
技術システム研究所 主席研究員 藤井克彦 日本機械学会 M&M2021材料力学カンファレンス
超微小引張試験法を用いた原子炉材料の照射劣化に関する研究 技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光
主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 第31回格子欠陥フォーラム

114

研究業績
口頭発表等
［ 学会・学術会合等発表論文集 ］［ 各団体等講演会での発表・その他 ］

技術システム研究所

社会システム研究所

2021 Correlation for Condensation from Steam-Air Mixture on a Flat Plate used for Numerical Simulation
技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 主任研究員 歌野原陽一
Second Asian Conference on Thermal Sciences (日本伝熱学会)

2016 わかりやすく伝える原子力用語

社会システム研究所

主任研究員 大磯眞一 日本原子力学会

技術システム研究所

Fracture behavior of oxidized grain boundaries of neutron-irradiated stainless steels
技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光 主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本核燃料開発 橘内裕寿
Materials in Nuclear Energy Systems 2021 (MiNES2021)

2012 配管振動応力の非接触測定法の開発※資料のみ提供 技術システム研究所 研究員 ○辻峰史
副主任研究員 高橋常夫 火力原子力発電技術協会 関西支部2012年度研究発表会

主任研究員 前川晃

電子線照射した中Cu含有量A533B鋼中の照射損傷組織のAPT、TEM、
STEM/EDSによる評価
技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本核燃料開発 瀬戸仁史 令和3年度「材料照射研究会」

2015 2014年 秋の大会 企画セッション報告「最新ナノミクロ分析技術の原子力材料への展開」の報告
技術システム研究所 主席研究員 福谷耕司 日本原子力学会 材料部会

諸言

中性子照射ステンレス鋼の粒界劣化要因とIASCC機構の検討 技術システム研究所 副主任研究員 ○三浦照光
主席研究員 藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 材料照射研究会「原子力イノベーションを見据えた材料研究」

2016 日本の安全風土（巻頭言） 技術システム研究所

EBSD法による材料損傷評価への取り組み(ラウンドロビン測定と材料学会測定標準の策定)
技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸 日本材料学会「藤山一成先生追悼企画 高温材料の信頼性評価におけるEBSD法の活用」
Application of Surrogate Models for Best Estimate Plus Uncertainty Analysis by RELAP5 Code
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 2021 RELAP5-3D Training Workshop and Users Group Seminar
2022 Fe-Mn合金中のMnクラスタ形成への照射損傷速度の影響 技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦
主席研究員 福谷耕司 京都大学 藪内聖皓 日本金属学会2022年春期大会
EBSD測定による方位差と塑性ひずみの関係 技術システム研究所 主席研究員 ○釜谷昌幸
日本鉄鋼協会「結晶性材料のマルチスケール解析フォーラム」
ステンレス鋼溶接金属の酸素添加高温水中のSCC挙動に及ぼす試験温度と熱時効の影響
技術システム研究所 主任研究員 ○山田卓陽 副主任研究員 大厩徹 國谷耕平 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司
日本原子力学会2022年春の年会
鉛直管での飽和蒸気と空気の混合気体の流れにおける蒸気質量分率の分布 技術システム研究所 主席研究員 〇村瀬道雄
主任研究員 歌野原陽一 神戸大学 細川茂雄 冨山明男 日本原子力学会2022年春の年会

所長

三島嘉一郎

水化学における「人材育成・情報整備」 技術システム研究所
日本原子力学会 水化学部会 水化学サマーセミナー

原子力システム研究懇話会

副主任研究員 ○寺地巧2017 巻頭言「日本の気液二相流研究について」 技術システム研究所

主席研究員 西田浩二 日本混相流学会

2018 水化学部会の将来構想検討に係る取組み 技術システム研究所
日本原子力発電 久宗健志 日本原子力学会

副主任研究員 寺地巧

EN 13445による疲労設計の解説記事
会員便り 技術システム研究所

技術システム研究所

東北大学

渡邉豊

主席研究員 釜谷昌幸 日本高圧力技術協会

主席研究員 釜谷昌幸 日本材料学会

Secondary Water Chemistry Guidelines for Japanese PWR Plants 電力中央研究所 〇Hirotaka Kawamura
三菱重工 Yasuhiko Shoda 原子力安全推進協会 Yasuo Tsuzuki Ryuji Umehara
技術システム研究所 副主任研究員 寺地巧 元電力中央研究所 Hideo Hirano
北海道電力 Toshiya Tezuka Kotaro Takeda 関西電力 Nobuo Nakano 四国電力 Seitaro Mishima
九州電力 Yuuichi Koga Akira Takahashi 日本原子力発電 Kenji Hisamune Yusuke Nakano
三菱重工 Takao Nishimura Nuclear plant chemistry conference - NPC20182019 一様伸び以降をも含む応力・ひずみ曲線の推定法技術 システム研究所

主席研究員 釜谷昌幸

溶接学会

鉛直管落下液膜に対する壁面摩擦係数の検証 技術システム研究所 主任研究員 ○高木俊弥 主席研究員 村瀬道雄
日本原子力学会2022年春の年会
ガウス過程回帰を用いたLOCA口径推定手法の開発 技術システム研究所 主席研究員 ○中村晶 准主任研究員 楠木貴世志
日本原子力学会2022年春の年会
電子線照射した中Cu含有量A533B鋼中の照射損傷組織のAPT、TEM、
STEM/EDSによる評価
技術システム研究所 主席研究員 ○藤井克彦 主席研究員 福谷耕司 日本核燃料開発 瀬戸仁史 日本原子力学会2022年春の年会
PWR1次系環境下におけるステライト材の腐食に及ぼす温度と溶存水素濃度影響 技術システム研究所 研究員 ○笹岡孝裕
主任研究員 山田卓陽 エグゼクティブ・リサーチャー 有岡孝司 日本原子力学会2022年春の年会
統計的安全評価おける代替統計モデルの適用 (6)Stanによる不確かさ解析のベイズ推定
技術システム研究所 副主任研究員 ○木下郁男 日本原子力学会2022年春の年会
SARNETの活動状況とINSSでのSA時炉心損傷に関する研究 技術システム研究所 主席研究員 ○西田浩二
日本原子力学会2022年春の年会
平板での飽和蒸気と空気の混合気体の流れにおける蒸気質量分率の分布 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
主任研究員 歌野原陽一 客員研究員 鈴木智教 主任研究員 高木俊弥 日本機械学会 第26回動力・エネルギー技術シンポジウム
過熱蒸気と空気の混合気体からの凝縮伝熱の数値計算 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄 主任研究員 歌野原陽一
日本混相流学会 混相流シンポジウム2022
飽和蒸気と空気の混合気体の自然対流における凝縮伝熱 技術システム研究所 主席研究員 ○村瀬道雄
主任研究員 歌野原陽一 客員研究員 鈴木智教 主任研究員 高木俊弥 日本機械学会2022年次大会

115

116

特 許出願実績
特許
整理
番号

INSS-21

INSS-22

INSS-23

INSS-24

INSS-26

117

研究件名

欠陥の発生と健全性評価に関する研究

原子炉格納容器鋼板
埋設部の腐食測定技術に関する研究

長期運転使用中のＴＴ690および炭素鋼のき裂発生に関する研究

欠陥の発生と健全性評価に関する研究

欠陥の発生と健全性評価に関する
研究

発明の名称

出願
番号

出願日

結晶方位の方位差分布の測定方
特願
H19.
法及び塑性ひず 200708.27
みの局所分布の 219149
測定方法

発明者
（所属）

発明の概要

金属の結晶粒レベルの微視組織サイズにおいて結晶方位差、ならびに塑性
ひずみの分布を高精度に
釜谷昌幸(INSS) 測定するための方法。電子後方散乱回折により測定した結晶方位から、
当該
パラメータを求める計算手順に関する発明

超音波探傷法、該
方 法を用いる超特願
H20.
音 波 探 傷プログ
200809.22
ラム、及び該プロ
242258グラムを 記 録した記録媒体

縦波超音波の入手が困難な場所でも、
表面ＳＨ波超石田仁志
音波素子を用いて、比較
黒住保夫(INSS) 的遠い場所を探触することができる超音波探触方法に関する発明

耐PWSCC性に優れたNi基合金の最終熱処理方法及びNi基合金

690合金のPWSCCき裂進
山田卓陽
展速度を低下させるため
寺地巧に、粒界炭化物析出量を福村卓也
最適化する熱処理技術に
有岡孝司(INSS)
関する発明

結晶方位
解析方法

特願
H21.
200904.10
96506

特願
H21.
200907.14
165493結晶方位差精度
を定 量 化するた
特願
めの方法、
システ
H22.
2010ム、プログラム、
07.26
166682及 びプ ログラム
記録媒体

特許
番号

特許第
4833172号

特許第5222080号

特許第4783840
号

特許設定
登録日

H23.
09.30

整理
番号

1つの結晶方位分布デー
タから測定点間距離の異なる方位差を算出することで、測定点間距離と方位差の関係を直線で近似し、測定点距離が零のときの方位差の大きさ（Bn）を外挿で求め、大きさBnを測定精度の指標として用いる。
測定精度を定量的に示特許第すことにより、測 定 条 件
釜谷昌幸(INSS) （測定精度）の異なる状態 5473072
号で得られた測定結果を比較する際の参考にできる。
また、測定精度を一致させるように測定条件を調整することも可能となる。
また、
測定点の距離に依存しない方位差を代表する指標を用いることで、
測定条
件（測定点間距離）の異なる結晶方位データが比較できるデータ処理方法

H26.
02.14

出願
番号

出願日

発明者
（所属）

発明の概要

特許
番号

特許設定
登録日

特許第
5602655
号

H26.
08.29

INSS-27

維持規格の実機適用に関する研究

亀裂サイズ推定方法

特願
H23.
201102.02
21169

INSS-31

振動解析・振動測定の実機適用に関する研究

分岐管の振動応
特願
力測定方法及び
H24.
2012振動応力測定
08.30
190677
装置

原子力発電所等の動力プ
ラントにおいて振動による
辻峰史
配管の振動応力を測定す前川晃る方法で、振動する分岐高橋常夫(INSS)
配管の振動応力を非接触で測定する方法及び装置

特許第5783978
号

H27.
07.31

INSS-32

フェーズドアレイ等
超音波探傷法による欠陥定量評価精度に関する研究

超音波探傷法及び超音波探傷装置

特願H24.
201208.31
191707

フェーズドアレイTOFD
石田仁志(INSS) 法を用いて端部エコーを
北阪純一
明瞭に識別することを可(非破壊検査)能にする超音波探傷法及び超音波探傷装置

特許第5841026
号

H27.
11.20

低サイクル疲労
き裂進展
評価方法

特願
H24.
201211.19
253763

釜谷昌幸
川久保政洋(INSS)
山東正太郎(神戸工業試験場)

ひずみ 範 囲 が 測 定 可 能
で、かつ圧縮荷重を加えることができる平板試験片を用いて、低サイクル疲
労によるき裂進展を評価
する方法

特許第
5760244
号

H27.
06.19

小型非線形
超音波非破壊検査装置

石田仁志(INSS)
川嶋紘一郎(超音波材料診断研究所）
特願
藤田文雄
H28.
2016（インサイト）
01.27
013119
向野英之
吹原和郎
秀島由香利
(東亜非破壊検査)

小型の大振幅1サイクル正弦波発生装置を用いて焦点型探触子により集束させた超音波を材料内に入射し、材料内部の欠陥で散乱された波形のゆがみを検出し、非破壊的にそれらを可視化する非線形超音
波非破壊検査装置

特許第6618374
号

2019.
09.30

H23.
07.15

H25.
01.18

発明の名称

内側に圧力がかかる構造
物内面に、内圧による疲労や 応 力 腐 食 割 れ などに
釜谷昌幸
よって発生する構造物内
川久保政洋(INSS)
面の亀裂の深さや表面長さも同定可能な亀裂サイ
ズ推定方法

H25.
03.15

電子後方散乱回析により所定距離間隔の格子状測定点を測定した結晶方位データをコンピュータによってデータ処理する結晶
特許第方位の解析方法であって、
釜谷昌幸(INSS)
5180924
結晶粒界を求めるステップ
号と、平均化された結晶方位データを求めるステップと、同一結晶粒内の方位差を演算するステップと、を含むデータ処理方法

研究件名

INSS-34

INSS-37

欠陥の発生と健全性評価に関する研究

原子力プラントの安全技術に関する研究(高調波超音波
探傷法の実機適用
研究)

118

著作権登録・商標登録

シンポジウム関係

著作権
整理
番号

研究件名

微小試験片を用いた
INSS-C01 疲労評価技術の基礎的研究、PWRプラン
ト系統配管の供用期
間中検査（ISI）への確率論的手法の取り入れに関する予備研
究 - 確 率 論 的 破 壊力
INSS-C01' 学評価手法に関する予備的研究

INSS-C02

き裂進展モデルの構築に関する研究

著作物の題号

技術基準に基づく第 1 種 管・第 3種管の応力疲労評価ソフト

技術基準に基づ
くレンジペアー式
応力疲 労 評 価ソ
フト

欠陥評価
プログラム

職場の安全風土
原子力発電所の
INSS-C03
に関する調査安全風土に関する研究
（質問紙）

創作
申請
年月日 年月日

H11.
10.07

H11.
11.17

著作者
（所属）

須山健（INSS）

発明の概要

登録
番号

配管寸法、
配管形状、
運転
時の圧力、温度等の入力条件から、原子力設備のP第技術基準(告示501号）に 6577号-1
基づく配管の簡易応力疲
労計算を卓上のパソコンで計算できるソフト（適用
対 象 機 器としては 告 示
501号に定義される第1種
管及び第3種管に加えて、
P第他の区分の原子力用配管 6578号-1
あるいは原子力以外の配管も評価可能である）

H11.
10.07

H11.
11.17

H13.
05.01

供用中の機器（金属材料）に発見された微小なき裂の寸法・形状その他の性状データを基に、き裂のＰ第H13.
釜谷昌幸（INSS） 進展を予想して当該機器
7168号-1
07.02の供用期間中の継続使用の可否を判断する対話型
のき裂進展評価用のプログラム

須山健（INSS）

H15.
06.24 福井宏和（INSS）
H11.
申請 吉田道雄
10.22 H15. 吉山尚裕
07.16 （集団力学研究所）
再申請

表紙1枚とコード一覧1枚とアンケート形式の質問
1 4 枚とから成る言 語の著作物で、原子力発電所の安全性を高めるための基礎資料を得るため、原子力発 電 所 の 安 全に係
わる職場風土についての質問とこれに対する複数の回答を、順次アンケー
ト方式により記載したも
のである

登録
年月日

H11.
12.20

H11.
12.20

H13.
07.23

商願
2020-153976

119

平成27年5月22日(金)10：00〜17：30

名

数値流体力学の原子炉熱流動への応用に関する国際シンポジウム

称〈発表内容〉

INSS技術システム研究所の概要紹介
三島嘉一郎 所長
（INSS）

福井大学附属国際原子力工学研究所の研究紹介
・機器での熱流動問題へのCFDの応用

INSSの研究紹介 T字合流管での熱疲労評価法を改善するための熱応力特性

望月弘保 特命教授
・軽水炉安全問題へのCFDの応用
渡辺正 教授三好弘二 准主任研究員（INSS）［招待講演1］
原子炉安全解析へのCFDの応用［招待講演2］
原子力システム熱流体挙動に対する数値シミュレーションの妥当性確認

Dr. Thomas Höhne,Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf (ドイツ)

Professor Yassin A. Hassan,
Texas A&M University (米国)

開催日

平成28年12月1日（木）9：10〜15：30

名軽水炉の熱流動と安全に関する日韓シンポジウム

称〈発表内容〉

INSS技術システム研究所の概要紹介［Part3］［Part1］［招待講演4］
原子力安全を支える人材育成プログラム‑課題と展望‑

三島嘉一郎 所長
（INSS）

第H15.
19399号-1 07.30

座長：Hyun-Sun Park 教授（浦項工科大学（POSTECH））［招待講演1］
福島事故以降の韓国における原子力安全に関する研究開発
Moo Hwan Kim 教授（浦項工科大学（POSTECH）
前KINS院長）

座長：安濃田良成 所長（福井大学附属国際原子力工学研究所）

山口彰 教授（東京大学）

INSSの研究紹介 格納容器内の温度場の三次元解析
歌野原陽一 副主任研究員（INSS）［Part2］
座長：Kiyofumi Moriyama 教授（浦項工科大学（POSTECH））［招待講演2］
福島事故以降のシビアアクシデント研究の推進

商標
出願番号

開催日

Jin-Ho Song 部長（韓国原子力研究所（KAERI））［招待講演3］
安全強化のための熱流動に関する研究開発
商標名

たいかん訓練

出願
年月日

2020.
12.14.

概要

登録番号

緊急時の初期対応を行うプラント職員を対象とし、現場にて実施可能なアクティブラーニング演習を取り入れた訓練カリキュラム（通称：たいかん訓練）
第を当研究所が開発した。
この「たいかん訓練」の意味するところは、
訓練受講
6462440
により経験と気づきを「体感」
し、緊急時対応の核となる
「体幹」
を鍛錬し、
問
号
題解決のために広い視野とチーム全体を「大観」するという本訓練のねらいをその名称にこめた。

登録年月日

Ki-Yong Choi 部長（韓国原子力研究所（KAERI）
）

2021.
10.27

120

表彰実績
社外
表彰式年月日

賞の名称

表彰機関名

受賞の対象となったテーマ

受賞者

共同受賞者（社外人）

村瀬道雄
歌野原陽一
柳千裕

冨山明男（神戸大学）
高田孝（大阪大学）
山口彰（大阪大学）

2012.09.13

Best Paper AwardNUTHOS-9

Numerical Simulation ofCounter-current Flow
Limitation in a PWR Hot Leg
by Using Two-Fluid Model

2013.
03.20〜21

Best Paper Award

NACE
International

Dependence of Stress
Corrosion Cracking of
Alloy 690 on Temperature

有岡孝司
山田卓陽
宮本友樹
寺地巧

なし

2014.03.12

W.R. Whitney Award

NACE
International

なし（過去数年の功績を称えるもので、決まったテーマはなし）

有岡孝司

なし

日本原子力学会
熱流動部会 部会賞
優秀講演賞

日本原子力学会

小破断LOCA時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用 (7)重要現象に係るモデル不確かさの定量化（被覆管の酸化と変形、崩
壊熱）

鳥毛俊秀

日本機械学会動力エネルギーシステム
部門
優秀講演表彰日本機械学会

円管内オリフィス下流域の壁面せん断応力の数値流体シミュレー
ション

歌野原陽一

2014.03.26

2014.11.07

2014.12.18

2015.03.07

Best Paper Award

日本機械学会
北信越支部賞
技術賞

日本機械学会賞
2015.04.17（論文）

2015.04.17

2016.05.26

2016.08.09

日本機械学会賞（論文）

腐食防食学会
技術賞

日本エネルギー環境教育
学会賞
研究論文賞

Condensation Experiments forCounter-current Flow
Limitation at Lower End of an
Inverted U-Tube

楠木貴世志
村瀬道雄

非接触測定による配管振動応力評価法および測定装置の開発

前川晃
高橋常夫
辻峰史
野田満靖

日本機械学会

Correlation between Flow
Accelerated Corrosion andWall Shear Stress Downstream
from an Oriﬁce

歌野原陽一
長屋行則
中村晶
村瀬道雄
釜堀孝一

日本機械学会電子後方散乱回折（EBSD）
による構
造材料の損傷評価（測定手順標準化のための測定品質の定量評価）

NUTHOS-10

日本機械学会

腐食防食学会

日本エネルギー環境
教育学会

高温純水中における応力腐食割れ
進展試験方法の規格化

エネルギー環境教育における社会的態度の育成表彰式年月日賞の名称

2016.10.07

20th NPC
International
ConferenceBEST OVERALLPOSTER2016.11.12

なし

日本材料学会
疲労部門論文賞

日本材料学会等二軸疲労のための膜厚式疲労試験装置の開発

辻峰史
釜谷昌幸

※辻峰史
（現関西電力）2017.03.27

日本原子力学会
熱流動部会
業績賞

日本原子力学会

鉛直管および傾斜管における気液
対向流制限の解明

村瀬道雄

なし

2017.03.28

The Journal of
Nuclear Scienceand Technology
Most Cited Article
Award 2016

日本原子力学会

Countercurrent Gas-Liquid
Flow in a PWR Hot Leg underReﬂux Cooling (1) Air-Water
Tests for 1/15-Scale Model ofa PWR Hot Leg

南則敏
村瀬道雄

なし

2017.05.31

日本保全学会
論文賞

日本保全学会Fatigue Damage Management
Based on Postulated Crack
Growth Curve

釜谷昌幸

中村隆夫（大阪大学）

2017.08.20

日本混相流学会
論文賞

日本混相流学会

楠木貴世志
鉛直管における気液対向流制限に （共同受賞）
関する研究
山本泰功
村瀬道雄

（神戸大学）林公祐
細川茂雄（神戸大学）
冨山明男（神戸大学）※山本泰功（現北海道大学）

日本原子力学会

Public Opinion Changes Afterthe Fukushima Daiichi Nuclear
Power Plant Accident to
Nuclear Power Generation as
Seen in Continuous Polls overthe Past 30 Years

北田淳子

なし

歌野原陽一
（共同受賞）
釜堀孝一
中村晶
村瀬道雄

※釜堀孝一
（現関西電力）2018.03.27

JNST Most
Popular Article
Award

2018.05.28

日本保全学会
論文賞

日本保全学会

Measurement of Flow
Accelerated Corrosion Rate atan Elbow Pipe andCombination Effect ofan Upstream Oriﬁce

2018.08.09

日本混相流学会
業績賞

日本混相流学会

軽水冷却原子炉における気液二相流挙動に関する研究

村瀬道雄

なし

2019.03.20

日本原子力学会
材料部会功績賞

日本原子力学会
材料部会

先端分析技術による軽水炉材の照射劣化機構研究

藤井克彦

なし

釜谷昌幸

永田聡
(東洋エンジニアリング)
小島浩二(千代田化工建設)
西原達夫(神戸製鋼所)李日星(日揮)

なし

寺地巧

新井拓
（電力中央研究所）
伊藤幹郎
（東芝）
平野隆
（IHI）
青地聡（日立製作所）

橋場隆
大磯眞一

山下宏文※
（京都教育大学）
石原淳（板橋区立中台小学校）
鈴木真（練馬区立向山小学校）
束原秀郎（国立学園小学校）
佐島群巳（東京学芸大学）
高山博之（京都教育大学）
中村俊哉（仙台白百合女子大学）

共同受賞者（社外人）

Nuclear Plant
Chemistry 2016

なし

なし

受賞者

寺地巧
戸塚信夫
山田卓陽
宮本友樹
有岡孝司

なし

釜谷昌幸

受賞の対象となったテーマ

PWSCC of Cold Worked Alloy
690 with Regard to Formationof Grain Boundary Cavitiesなし藤井雄基（神戸大学）
野末貴大（神戸大学）
細川茂雄（神戸大学）
冨山明男（神戸大学）

表彰機関名

2019.05.24

日本高圧力技術協会
科学技術振興賞

日本高圧力技術協会

ラウンドロビン解析によるASME
及びEN圧力容器設計規格における溶接継手疲労強度評価手法の比較※所属は掲載当時

121122

表 彰実績
社外
表彰式年月日2019.06.05

2020.03.16

2020.03.17

2020.09.03

2021.03.16

2021.09.04

2022.08.20

社内
賞の名称

日本保全学会
論文賞

日本原子力学会
社会・環境部会賞
業績賞

The Journal of
Nuclear Scienceand Technology
Most Cited Article
Award 2019

日本行動計量学会
杉山明子賞
（出版賞）

日本原子力学会
熱流動部会
業績賞

優秀論文賞

日本混相流学会
技術賞

表彰機関名

日本保全学会

受賞の対象となったテーマ

原子力プラントにおけるレジリエンス評価法の開発（その3：レジリ
エンス指標の評価法と適用性に関する検討）

日本原子力学会
社会・環境部会

原子力発電世論の力学‑リスク・価
値観・効率性のせめぎ合い‑（2019年10月 大阪大学出版会の発刊）

日本原子力学会

Current understanding ofradiation-induced degradationin light water reactor structural
materials（Journal of Nuclear Scienceand Technology, vol. 50, page.
213-254, 2013）

日本行動計量学会

日本原子力学会

産業・組織心理学会

日本混相流学会

受賞者

共同受賞者（社外人）

釜谷昌幸

鈴木正昭(東京大学)
出町和之(東京大学)
村上健太(東京大学)
糸井達哉(東京大学)
笠原直人(東京大学)
宮野廣(法政大学)
中村隆夫(大阪大学)
荒井滋喜(日本原子力学会)
山口篤憲(日本保全学会)
松本昌昭(三菱総合研究所)

北田淳子

なし

INSS研究報奨制度［ 平成24年度優秀研究賞 ］ 4件（4名）平成25年5月8日表彰式実施
所属研究所

プロジェクト、グループ

氏 名

研究成果の名称

社会システム研究所

社会意識研究プロジェクト

北田淳子

・原子力に関する世論動向の継続調査および福島第一原子力発電所事故に関する世論調査
・原子力世論調査のためのサンプリングと分析の高度化に関する研究

社会システム研究所

社会意識研究プロジェクト

酒井幸美

原子力発電所の運転の合意形成に向けた調査

技術システム研究所

技術支援研究プロジェクト

吉田至孝

東京電力福島第一原子力発電所事故を踏まえたシビアアクシデントの評価・予測研究

技術システム研究所

材料グループ三浦照光

IASCC機構に関する研究［ 平成25年度優秀研究賞 ］ 4件（4名）◎うち１件は特賞を付与 平成26年5月13日表彰式実施
所属研究所

プロジェクト、グループ

氏 名

社会システム研究所

安全風土調査グループ

福井宏和

原子力発電所の安全風土調査の充実に関する研究

社会システム研究所

人的要因分析グループ

前田典幸

・組織特性に関する調査研究
・組織要因を考慮した安全文化醸成活動に関する研究◎有岡孝司

800合金のPWR1次系環境でのSCC進展挙動に関する研究

三好弘二

流体の局所的な温度変化により配管に発生する応力の詳細評価に関する研究

技術システム研究所
技術システム研究所
福谷耕司

なし

原子力発電世論の力学‑リスク・価北田淳子
値観・効率性のせめぎ合い‑（2019年10月 大阪大学出版会の発刊）

なし

ロッドバンドル熱流動パラメータ
構成方程式開発・データベース整備・安全解析コード高度化

尾崎哲浩（テプコシステムズ)
沈秀中（京都大学）
三輪修一郎（北海道大学)
日引俊詞（Purdue University）

木下郁男

安全の現場に求められるワークモ
チベ ーション：安 全 志 向 的モチ
ベーションの効果とその源泉としての自己価値充足モデル

藤田智博
後藤学
河合学

池田浩(九州大学）
秋保亮太（大阪大学)
金山正樹(原子力安全推進協会)

蒸気と非凝縮性ガスの混合気体から構造物表面への凝縮伝熱の評
価方法

村瀬道雄
歌野原陽一

細川茂雄（関西大学）
冨山明男（神戸大学）

優れた研究成果により会社事業に多大な貢献をなした社員を報奨することにより、社員の労に報いるとともに他の社員の範となることを期待し、
平成11年度より本制度を創設。

熱流動・構造グループ

研究成果の名称［ 平成26年度優秀研究賞 ］ 5件（9名）平成27年4月6日表彰式実施
所属研究所

プロジェクト、グループ

氏 名

社会システム研究所

人的要因分析グループ

前田典幸
髙城美穂

組織要因を考慮した安全文化醸成活動に関する研究

社会システム研究所

社会意識研究プロジェクト

酒井幸美

原子力発電の現在と将来に関する調査

熱流動・構造グループ

歌野原陽一

技術システム研究所

技術支援研究プロジェクト

中村晶
村瀬道雄

研究成果の名称

配管内流れのシミュレーションによる劣化評価に関する研究

熱流動・構造グループ

釜堀孝一

技術システム研究所

熱流動・構造グループ

釜谷昌幸

材料の損傷・強度評価手法の開発に関する研究

技術システム研究所

原子力情報研究プロジェクト

中野晴夫

欧米の規制動向と福島事故対策等に係る調査［ 平成27年度優秀研究賞 ］ 4件（4名）平成28年4月19日表彰式実施
所属研究所

プロジェクト、グループ

氏 名

研究成果の名称

社会システム研究所

応用行動研究グループ

彦野賢

緊急時対応のリーダーシップに関する研修カリキュラムの研究

社会システム研究所

社会意識研究プロジェクト

北田淳子

平成27年度 福島第一原子力発電所事故に関する世論調査

技術システム研究所

材料グループ藤井克彦

安全性向上原子力人材育成事業

技術システム研究所

検査技術グループ

石田仁志

非線形超音波探傷法の実機適用研究［ 平成28年度優秀研究賞 ］ 3件（3名）平成29年4月18日表彰式実施
所属研究所

プロジェクト、グループ

氏 名

社会システム研究所

社会意識研究プロジェクト

古寺良臣

原子力発電の安全性等に係る情報発信のあり方に関する調査

福谷耕司

軽水炉構成材料の照射データ調査・整理

技術支援研究プロジェクト

歌野原陽一

LOCA時格納容器内温度上昇の裕度評価に関する研究

技術システム研究所
技術システム研究所

123

研究成果の名称124

表 彰実績
社内［ 平成29年度優秀研究賞 ］ 6件（11名）◎うち1件は特賞を付与 平成30年6月19日表彰式実施
所属研究所

プロジェクト、グループ

社会システム研究所

安全風土調査グループ

氏 名

研究成果の名称

河合学
福井宏和
後藤学
港昭三
藤田智博
西田豊

・原子力発電所における安全風土定期調査
・ワークモチベーションに関する分析手法の研究
・安全風土調査の高度化に関する研究

社会システム研究所

エネルギー問題研究プロジェクト

大磯眞一

立地地域における学習のあり方に関する調査

技術システム研究所

熱流動・構造グループ

三好弘二

米国経験に基づく熱疲労防止に向けた一連の取り組み

技術システム研究所

材料グループ◎山田卓陽

ステンレス鋼のPWR条件下での応力腐食割れ発生試験技術の確立

技術システム研究所

検査技術グループ

石田仁志

フェーズドアレイ等超音波探傷法による欠陥定量評価精度に関する研究

木下郁男

・最適熱水力解析コードに用いる炉心健全性評価手法に関する研究のうち「統計的手法の適用に関する研究」
・気液二相流評価技術の高度化に関する研究

技術システム研究所

技術支援研究プロジェクト

プロジェクト、
グループ

表彰区分

氏 名

研究成果の名称優秀研究賞
社会システム研究所 応用行動研究グループ
特賞

彦野賢
松井裕子
作田博
金山正樹

・緊急時対応のリーダーシップに関する研修カリキュラムの開発研究
・想定外の事態への対応に関する人間特性の解明研究

技術システム研究所 熱流動・構造グループ 優秀研究賞

釜谷昌幸

配管系耐震設計における疲労評価法の合理化に関する研究

技術システム研究所 熱流動・構造グループ

奨励賞

三好弘二

地震荷重に対する疲労劣化における荷重変動効果に関する研究

優秀研究賞

三浦照光

応力腐食割れ破壊挙動の解明に向けた超微小引張試験法の高度化

技術システム研究所

材料グループ所属研究所

プロジェクト、
グループ

表彰区分

氏 名

社会システム研究所

組織文化グループ

優秀研究賞

西田豊

安全風土調査の高度化に関する研究

社会システム研究所

組織文化グループ

優秀研究賞

藤田智博

ワークモチベーションに関する分析手法に関する研究

技術システム研究所 熱流動・構造グループ 優秀研究賞

釜谷昌幸

亀甲状亀裂の数値シミュレーション手法の開発

技術システム研究所 安全・防災研究プロジェクト 優秀研究賞

中村晶

機械学習を活用した事故事象判断に関する研究

ACTIVE
技術システム研究所 熱流動・構造グループ RESEARCHER
AWARD

釜谷昌幸

［投稿論文］会誌名：International Journal of Fatigue
件名：Environmental effect of PWR primary water on fatigue strengthof stainless steel Influence of loading rate on fatigue life reduction
他8件
（うち、
共著2件）

ACTIVE
技術システム研究所 安全・防災研究プロジェクト RESEARCHER
AWARD

村瀬道雄

［投稿論文］会誌名：混相流
件名：Condensation Heat Transfer for Downward Flows of Steam-Air
Mixture in a Circular Pipe 他5件
（うち、
共著1件）

所属研究所

プロジェクト、
グループ

表彰区分

氏 名

社会システム研究所

人間行動グループ

優秀研究賞

高城美穂

安全文化の浸透・定着に関する調査検討

社会システム研究所

社会意識・エネルギー問題
研究プロジェクト

優秀研究賞

夛田幹宏

中間層における態度変容の傾向に関する調査

技術システム研究所 熱流動・構造グループ 優秀研究賞

三好弘二

熱疲労荷重下（変動荷重下）での疲労寿命評価法の検討

技術システム研究所 安全・防災研究プロジェクト 優秀研究賞

木下郁男

最適熱水力解析コードに用いる炉心ボイド率相関式の開発と妥当性確認

技術システム研究所

笹岡孝裕

被ばく低減に向けた690合金の腐食への溶存水素濃度影響の解明と実機環境模擬試験に向けた亜鉛注入試験技術の確立

彦野賢［寄稿論文］会誌名：ヒューマンインタフェース
件名：原子力分野の安全性向上のためのヒューマンファクター（HF）
研究［学会発表］Effect of Debriefing Session on Emergency Training（The 21st Triennial Congress of the International Ergonomics
Association. (IEA2021)2021.6） 他5件［書籍］会誌名：技術情報協会『ストレス・疲労のセンシングとその評価技
術』
、
2019
件名：繁忙感とメンタルワークロードとの関係

釜谷昌幸［投稿論文］会誌名：Journal of Pressure Vessel Technology
件名：Mean Stress Effect on Fatigue Properties of Type 316
Stainless Steel in Pressurized Water Reactors Primary Water
Environment 他7件（うち、共著1件）

村瀬道雄［投稿論文］会誌名：混相流
件名：Prediction Method of Condensation Heat Transfer from
Steam-Air Mixture for CFD Application 他7件
（うち、
共著4件）

材料グループ

奨励賞［ 2019年度研究報奨受賞 ］ ８件（14名）2020年6月18日表彰式実施
所属研究所

プロジェクト、グループ

氏 名

研究成果の名称

ACTIVERESEARCHER
AWARD

社会システム研究所 社会意識研究プロジェクト 優秀研究賞

北田淳子

原子力に関する世論動向の継続調査

社会システム研究所 社会意識研究プロジェクト 優秀研究賞

夛田幹宏

中間層における態度変容の傾向に関する調査

優秀研究賞

山田卓陽
藤井克彦
三浦照光
小島敦子

原子力の安全性向上を担う人材の育成事業（実機プラント材料分析による原子炉容器照射脆化評価技術実習）

優秀研究賞
特賞

楠木貴世志
中村晶
高木俊弥
佐野直樹

解析コードMAAP4基盤整備を含めた事象進展予測システム高度化

ACTIVE
技術システム研究所 熱流動・構造グループ RESEARCHER
AWARD
ACTIVE
技術システム研究所 安全・防災研究プロジェクト RESEARCHER
AWARD

技術システム研究所

材料グループ

技術システム研究所 安全・防災研究プロジェクト

技術システム研究所 熱流動・構造グループ

奨励賞

釜谷昌幸

［投稿論文］会誌名：Journal of Pressure Vessel Technology
件名：Mean Stress Effect on Fatigue Properties of Type 316 StainlessSteel in PWR Primary Water Environment 他10件
（うち、
共著5件）

技術システム研究所

奨励賞

藤井克彦

［学会等発表件名］学会名：ICG-EAC2019
件名：Atom Probe Tomography Analysis of Cold-Worked 316
Stainless Steels Irradiated in PWR 他16件
（うち、共著10件）

奨励賞

村瀬道雄［学会等発表件名］学会名：ICAPP2019
件名：Void Fraction in a Vertical Pipe under Countercurrent Flow
Limitation at its Upper End 他14件
（うち、
共著8件）

木下郁男

［投稿論文］会誌名：Journal of Nuclear Science and Technology
件名：Drift-Flux Correlation for Rod Bundle Geometries at Low
Flow and Low Pressure Conditions 他3件［学会等発表件名］学会名：ICONE27
件名：Application of Surrogate Models for Uncertainty Quantificationof RELAP5 Code Analysis on LSTF Small Break LOCA Tests 他5件

材料グループ

技術システム研究所 熱流動・構造グループ

技術システム研究所 安全・防災研究プロジェクト

125

表彰区分

奨励賞

研究成果の名称［ 2021年度研究報奨受賞 ］ 8件（8名）2022年6月17日表彰式実施［ 平成30年度研究報奨受賞 ］ 4件（7名）2019年6月17日表彰式実施
所属研究所［ 2020年度研究報奨受賞 ］ 6件（6名）2021年6月17日表彰式実施

社会システム研究所

組織文化グループ

研究成果の名称126

定 例 講 演会

年月日

題

担当部門

講

師

2012.03.16

エネルギー問題への国民意識

社会システム研究所

元読売新聞編集委員
エネルギー・ジャーナリスト 新井光雄

2012.07.12

原子力安全の深さと広さについて

技術システム研究所

大阪大学大学院 環境エネルギー工学専攻 教授
山口彰

2012.07.17

原子力問題−国際政治の視点を踏まえ−

社会システム研究所

千葉経済大学 非常勤講師 中村義博

2012.09.11

社会インフラとしての衛星測位システム及び準天頂衛星の有用性と重要性について

技術システム研究所

2012.11.21

宇宙始めのビッグバンの交響楽

2013.03.15

年月日

演

題

担当部門

講

師

2016.11.22

福島原子力発電所事故後の健康被害とは：災害対策に見る健康な街づくりの可能性

技術システム研究所

相馬中央病院 内科診療科長

2017.03.14

安全の概念とリスクコミュニケーション

社会システム研究所

関西大学 社会安全学部 教授 土田昭司

2017.04.24

米国の原子力発電所の運転実績と長期運転に向けた活動(INSS25周年事業の位置付)技術システム研究所

エンタジー・サービス社 Director, License Renewal
Garry G. Young

衛星測位システム協議会 事務局長 西口浩2017.08.24

宇宙へ行こう！〜宇宙はそう遠くないかも?!〜（1日開放デーで特別講演）

社会システム研究所

宇宙航空研究開発機構 主任研究開発員
田口優介

社会システム研究所

名古屋大学大学院 理学研究科 教授
東京大学 カブリ数物連携宇宙研究機構
主任研究員併任 杉山直2017.12.06(定例講演会ではなくグループ勉強会的に実施)

技術システム研究所

大阪府立大学大学院 工学研究科 物質化学系専攻
マテリアル工学科 照射場マテリアル科学研究グループ
教授 岩瀬彰宏

災害対応ロボットの開発と課題(ロボット実演付)

技術システム研究所

千葉工業大学 未来ロボット技術研究センター室長 先川原正浩

2018.02.07

疲労の知見の情報の知識化と伝承

技術システム研究所

東京工業大学 名誉教授 小林英男

2018.05.07

廃炉関連講演予定

技術システム研究所

イタリアSOGIN社 リコッティ

2013.05.29

暮らしのリスクと放射線

社会システム研究所

放射線医学総合研究所 放射線防護研究センター
上席研究員 神田玲子

2018.07.26

リーダーシップは誰でも身に付けられる

社会システム研究所

2013.07.30

地震と防災に関する講演

技術システム研究所

立命館大学 歴史都市防災研究センター長
土岐憲三

金沢工業大学虎ノ門大学院
イノベーションマネジメント研究科 教授
伊藤俊幸

2013.10.28

チームワーク育成を核とする組織マネジメント−職場全員で安全を守るために−

社会システム研究所

九州大学大学院 人間環境学研究院 教授
山口裕幸

2018.10.29

水素エネルギーの現状と展望

技術システム研究所

九州大学大学院 工学研究科 機械工学部門
水素エネルギー国際研究センター
伊藤衡平

2013.12.05

分析の力で会社を変える

管理部

大阪ガス 情報通信部 ビジネスアナリシスセンター所長 河本薫

2019.03.12

核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な低減・資源化

社会システム研究所

科学技術振興機構 ImPACTプログラム・マネージャー
日本原子力学会 元会長 藤田玲子

2014.02.05

福島第一原子力発電所事故で流出したセシウムの海底土における分布調査

技術システム研究所

東京大学 生産技術研究所 海中工学国際研究センター 特任准教授
海洋研究開発機構 招聘主任研究員 准教授
ソーントン・ブレア

2019.07.31

原子力安全規制への回顧と現在思うこと

技術システム研究所

中部電気管理技術者協会 会長
元原子力規制委員会
佐藤均

2014.06.16

世界のエネルギー情勢と日本のエネルギー戦略

社会システム研究所

日本エネルギー経済研究所 研究顧問
十市勉

2019.11.25

教訓から学ぶ強靭な組織とは

社会システム研究所

原子力安全推進協会 執行役員 事業戦略本部
国際連携室長 久郷明秀

2014.10.20

東京スカイツリーの構造設計

技術システム研究所

日建設計 小西厚夫

2020.02.18

社会システム研究所

大阪大学 コミュニケーションデザイン・センター
教授 小林傳司

関西電力におけるデジタルトランスフォーメーション（DX)
実現に向けた取組み

2015.01.26

127

演

科学技術と社会：3.11以後に考えるべき問題

2015.03.18

高レベル放射性廃棄物等の地層処分事業の概要

管理部

原子力発電環境整備機構 地域交流部 部長
富森卓

2015.06.08

ウクライナ情勢について

管理部

前駐ウクライナ特命全権大使
日本原子力研究開発機構 特別顧問
坂田東一

2015.09.07

長寿命放射性核種の短寿命化・有害度低減への挑戦−加速器駆動核変換システムを中心とした取組−

2015.12.03

敦賀発電所 敷地内破砕帯の評価に係る対応について2016.02.08

技術システム研究所

2020.02.19
以降

管理部

越智小枝

K4 Digital 代表取締役社長 篠原伸生

新型コロナの影響で中断

日本原子力研究開発機構 事業計画統括部
部長 大井川宏之

管理部

日本原子力発電 開発計画室 副室長
神谷昌伸

新しい安全マネジメントの視点とCRM訓練の重要性

社会システム研究所

安全マネジメント研究所 所長 石橋明

2016.04.19

地球深部探査船「ちきゅう」
プロジェクトの概要とその科学成果技術システム研究所

海洋研究開発機構 地球深部探査センター
センター長代理 倉本真一

2016.05.20

信頼のしくみ（定例講演会ではなく所内勉強会的に実施）

社会システム研究所

同志社大学 心理学部 教授 中谷内一也

2016.07.26

COP21の成果と今後の課題

社会システム研究所

地球環境産業技術機構 システム研究グループ
グループリーダー・主席研究員 秋元圭吾

128

編集後記
今回の編集は、会社創立から30年、美浜の地に拠点を構えてから25年という節目において、感謝と重みを感じながらの作業となりました。
振り返りますと、
この30年、原子力発電事業を取り巻く環境
はさまざまな変化がありましたが、このような変化を経ても、今
なお、
この原子力発電事業の拠点である若狭地域において、原子力発電における安全・安心の追求という大きな使命のもと研究活動を続けさせていただけていることの重大さを改めて感じた次第です。
折しも、現下のエネルギー情勢を受け原子力の活用に対する関心が高まっている時期ではありますが、今後とも原子力を活用していくうえでの安全と信頼の向上は不可欠であり、引き続き当研究所の活動を通じて社会への貢献ができるよう努力をしてまいりますので、これからも当社へのご支援ご指導を賜りますよう、お願い申し上げます。
2023年6月吉日
編集人／管理部長 増井和重

INSS 30年の足跡

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