―― 総

2

説 ――

INSS 技術システム研究所 15 年間の研究活動と今後の方針
Fifteen Yearsʼ Research Activities of the INSS Institute of
Nuclear Technology and Future Policy
木村逸郎（Itsuro Kimura)＊

要約
原子力安全システム研究所（以下「INSS」という）が設立されてから 15 年間を経過したので，技術システム研究所の 15 年間の研究活動を総括し，今後の研究の方針を提示した．先ず，15年間の主な経過を年表によって示した．特記すべきこととして，美浜町に本社が移転し実験室と実験設備が整備されたこと，関西電力と防災支援協定を締結したこと，同電力美浜発電所 3 号機の事
故に際し原因調査に協力し，その後高経年化研究センターを設置したこと，国内の PWR 保有全電
力会社へ原子力発電所の不具合情報提供を開始したこと，福井県エネルギー研究開発拠点化計画に協力してきたこと，国の高経年化対策強化基盤整備事業の福井・近畿圏クラスタ総括業務を開始したことなどがある．
各研究グループおよび研究プロジェクト毎に研究活動 15 年の歩みを表示し，続いて主要な研究の内容と主な成果を紹介した．最後に 15 年間の対外発表の状況を図示し，特許等の取得状況を表示した．
次に今後の研究方針の中で，先ずこれまでの研究活動の評価と反省を 7 項目に分けて順次述べた．
特に研究所の名称にある「システム」工学的な取り組みの強化や「アナリシス」（分析）に加えて，「シンセシス」（合成）にまで目を向けた前向きで創造的な研究への指向を訴えた．
その上で，安全研究のあり方について述べ，それに基づいて基礎に戻ったメカニズムの解明，複合事象への俯瞰的な取り組みと先見的（プロアクティブ）な保全の重要性を強調した．続いて，研究計画検討のプロセスおよび研究成果の活用をフローチャートで示した．
最後に今後の研究方針として，次の 6 項目を提案している．
(1) 原子力発電所の安全性と信頼性向上への支援強化(2) 上に示したあり方に沿った研究の進め方と成果の活用(3) 優秀な研究員の確保，充足と調和ある配置，マネージメントの強化(4) 熱流動・構造研究を中心とした新実験棟の建設，最新鋭実験設備と計算環境の整備(5) 内外の大学・研究機関との連携，協力，特に福井県エネルギー研究開発拠点化計画への協力(6) 検査技術グループの強化，耐震技術や従事者の被ばく低減対策等への取り組み
キーワード

原子力安全システム研究所，原子力発電所，加圧水型原子炉，原子炉の安全性，原子炉の信頼性，
高経年化対策，原子力発電所不具合情報，原子力防災

Abstract
Fifteen years have passed since the Institute of Nuclear Safety System,
Incorporated （INSS） was founded. This paper reviews the research activities of the Institute of
Nuclear Technology in INSS over that time and proposes a policy for future research.
First, a chronological table shows the major milestones over the past fifteen years. Notable events
include the following: The head office was moved to Mihama-cho where laboratories andexperimental facilities were installed; the Institute signed an agreement with the Kansai ElectricPower Co., Inc.（KEPCO） on assistance for the preparedness of nuclear emergency; it assisted
KEPCO to investigate the causes of the accident at its Mihama Nuclear Power Station Unit 3 andsubsequently established the Nuclear Power Plant Aging Research Center; it began providing
information on adverse events occurred at nuclear power plants in the world to Japanese electricutilities that own PWRs; it supported the Energy Research and Development Centralization Plan of
Fukui Prefecture, and it embarked on a project to develop the Fukui regional cluster in the Fukui
and Kinki area under the governmentʼs program for aging management of nuclear power plants
The fifteen years of research activities are shown for each research group and for each research
project, and then important achievements of the major research projects are described. Finally, thestatus of research papers published in external Journals and in INSS over the past fifteen years is
illustrated and the number of patents acquired during this period is presented.
We evaluated our research activities over the fifteen years and reviewed them according to seven＊(株)原子力安全システム研究所 技術システム研究所長

3

items under a future research policy. The plans include the enhancement of system engineering-based research efforts as the name of this Institute implies, and committing ourselves toforward-looking and creative research program focusing on not only from `analysisa,but also on`synthesisa.
A suitable approach to safety research is described, based on which the importance of returning
to the basics to shed light on relevant mechanisms, taking an overall view of composite events, andcarrying out proactive maintenance activities is emphasized. A flow chart is presented to describe
the research planning and reviewing process, and the active use of research results.
Finally, a policy for future research on the following six items is discussed:(1) Strengthening support for improving the safety and reliability of nuclear power plants;(2) Carrying out research projects and using research results in line with the abovementioned
safety research approach;(3) Maintaining enough excellent researchers, assigning them appropriately, and bolstering
the management of research staff;(4) Constructing a new laboratory focusing on thermal-hydraulics and mechanics research,arranging modern experimental facilities, and creating a superb computing environment;(5) Carrying out cooperation and collaboration with universities and research institutions both inJapan and abroad, and more importantly, assisting the Fukui Strategic Research andDevelopment Plan on Energy; and(6) Reinforcing the Non-Destructive Inspection and Monitoring group, developing seismic
technologies, and carrying out the research on measures to reduce workersb radiation
exposure.
Keywords

Institute of Nuclear Safety System,Inc., INSS, nuclear power plants, pressurized water reactor ,PWR, reactor safety, reactor reliability, ageing management of reactor, adverse events of nuclear
power plants, preparedness of nuclear emergency

1.

設立からの主要な経過

また技術システム研究所では，研究の立案から成果の評価を通して内外の専門家による指導を仰いで1992 年（平成 4 年）に原子力安全システム研究所

きた．そのうち国内では，研究企画会議（大学の教（INSS）が設立されてから，昨年（2007 年[平成 19授等 5〜7 名の委員で構成）において研究の方針，意年]）までの 15 年間における技術システム研究所の義，進め方から成果まで厳しく議論していただいて主要な経過を年表にしたものを表 1 に示す．ここでいる．特に初期におけるこの会議では，美浜町に本

黄色く塗ったものは特に重要と思われる事項である．

社が移転した後に本格的に実験研究を進める際の研同じ表に関西電力の原子力発電に関する主要な事項

究方針，課題，設備等についてご指導いただいた．

および内外の原子力関連情勢を一緒に示した．このこれにより移転後直ちに実験研究に着手することが間，世界的には，地球温暖化対策やエネルギー資源できた．一方国外では，早くから英国との関係が深の確保，米国その他の国における原子力発電所の設

く，Oxford 大学と研究協力を進め，B.Eyre 博士に備利用率の向上などを受けて原子力発電が再評価さ10 年間にわたり海外技術顧問をお願いした．設立 10れつつある．一方，表 1 に示すように，我が国の原周年と 15 周年を記念して国際シンポジウムを開催し子力発電と核燃料サイクルでは，いくつかの事故，

たが，これらについても同博士の協力を得た．

不正行為，それに加えて地震まであったが，国とし

原子力情報研究プロジェクトでは世界の原子力発ては原子力の重要性が再認識され，原子力立国計画

電所の不具合情報の分析を行い，提言をまとめて関が進められ始めている．その中で，2004 年 8 月に発

西電力はもちろん，我が国で PWR を保有する全電生した関西電力美浜発電所 3 号機の 2 次系配管破断

力会社へ情報を提供するに至っている．技術支援研

事故に際し，技術システム研究所としてその対応に究プロジェクトでは，原子力発電所の防災に関する協力した．またこれを契機に注目が深まった原子力研究の成果をその防災訓練にも活かすよう努力した．

発電所の高経年化対策研究に積極的に参画するため，関西電力とは防災支援協定を締結し，防災訓練に全翌年所内の改組を実施し，高経年化研究センターを面的に協力している．最近では他の電力会社の防災設立した．

訓練にも一部協力を始めている．

4

表1

設立からの主な経過

技術システム研究所
年
INSS 設立（92）1992(H04)
西原所長就任（94）9394
研究企画会議発足（94）95ヒューマンファクタ研究会（94）96
美浜に本社移転，実験設備整備（97）97
関西電力高浜２号機 旧上蓋管台調査（97-98）98
トランスサイエンス研究会（98）
英国 AEA Technology 社と情報交換協定（98）
海外技術顧問に英国 B.Eyre 博士（98）
英国オックスフォード大学寄付講座分担（98）
99
西原所長退任，木村所長就任（99）北海道電力へ情報提供開始（00）2000(H12)0102「軽水炉材料の劣化メカニズムと非破壊診断技術」国際シンポジウム（02）03
関西電力との防災支援協定締結（03）04
関西電力美浜発電所３号機事故調査に協力（04）福井大学 原子力・エネルギー安全工学
専攻発足，連携講座に協力（04）
全 PWR 所有電力へ不具合情報提供開始（04）05
高経年化研究に関するシンポジウム［福井］（05）
高経年化研究センター設置（05）06日本原子力学会特賞，技術賞，奨励賞受
賞（06）
国の高経年化対策強化基盤整備事業の福井・近畿圏クラスタ総括業務開始（06）
仏国 EDF と情報交換開始（06）07
JAEA 安全研究センターと研究情報交換
協定（07）「軽水炉の高経年化対策研究と今後の方向」国際シンポジウム開催（07）関西電力

内外の原子力関連情勢

大飯発電所４号機運転開始（93）
美浜発電所２号機本格運 高速炉もんじゅ２次系 Na 漏れ
転再開（94）事故（95）
全ての旧型蒸気発生器の COP3 京都会議（97）
交換作業終了（97）

英国 BNFL 社 MOX 燃料 JCO 臨界事故，原子力災害対策
検査不正発覚（99）
特別措置法（99）
原子力発電環境整備機構発足
原子力発電所運転順調高 （00）い設備利用率維持（02） 原子力安全・保安院発足（01）
米国同時多発テロ（01）
美浜発電所３号機２次系 東京電力原子力発電所記録不正
配管破断事故（04）発覚（02）
原子力安全基盤機構発足（03）福井県原子力安全専門委員会設置（04）
上記事故に対する報告書 原子力政策大綱閣議決定（05）作成，保全改革検証委員 日 本 原 子 力 研 究 開 発 機 構 発 足（05）
会発足（05）
原子力事業本部，美浜町 福井県エネルギー研究開発拠点化計画（05）へ移転（05）
原子力立国計画（06）
耐震設計審査指針改訂（06）
発電設備総点検（06-07）
美浜発電所３号機運転再 中越沖地震 東京電力柏崎刈羽発電所で被害（07）開（07）(注) この間，94 年と 96 年にドイツ，ベルリン，および 99 年と 02 年に美浜において，「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関する国際会議」（ICNPO）が開催された．また 07 年には，「ヒューマンファクターに関する国際シンポジウム 2007」が美浜において開催されている．これらはいずれも社会システム研究所が運営を担当した．

2.

主要な研究活動と成果

ラブルを未然に防止する研究に熱流動評価と構造強度評価の観点から取り組んできた．研究活動 15 年の2.1

高経年化研究センター
造グループ

熱流動・構

歩みを表 2 に示す．
熱流動評価の観点では，キャビテーションによる壊食量評価とキャビテーション発生検知(1)，熱によ本グループは，高経年化研究センター発足以前のる疲労(2)等，構造物に影響を及ぼす現象について数

潜在事象研究プロジェクトの中の有機系材料の経年値解析と実験の両面から研究に取り組み，定量的な劣化研究を除く熱流動研究および構造研究の 2 分野

評価技術の開発を実施してきた．熱による疲労の研を引き継ぎ，原子力発電所の事故・故障の未然防止究例としては，原子力発電所における高温水と低温に貢献することを目的として，高経年化の一因であ水の合流部等の配管には温度変動による熱疲労が生る応力負荷・熱負荷を評価する研究，劣化によるトじる場合があるが，そのような配管の健全性評価に

5

表2

熱流動・構造グループ
93

94

95

研究活動 15 年の歩み
96

97

98

99

00

01

02

03

04

05

06

07

・流体温度ゆらぎの解析に関熱 する研究流 ・配管系のキャビテーション，
動 エロージョンに関する研究
研 ・局所流動挙動が配管劣化に究 及ぼす影響評価に関する研究

機械学会・熱疲労指針策定に参画

熱流動実験
ループ設置

機械学会・配管減肉規格策定に参画

・振動解析・振動測定の実機適用に関する研究

構 ・円筒容器の耐震性に関す
造 る研究
評 ・運転事象に基づく容器・配管
価 の構造評価手法に関する研究
研
究 ・局所的な温度変化により発生する応力の詳細評価に関する研究

そ ・確率論的破壊力学に基づくの 保全最適化の検討
他

写真 1

METI公募研究

加圧器スプレイ配管の模擬実験
写真 2

流れ加速型腐食（FAC）実験設備

適用できるように，熱流動数値解析と構造解析を連成させた統合的熱疲労評価手法（IMAT-F）を開発

めとして，配管，容器の構造評価技術の構築に取りした(3)．本研究を発展させ，現在は神戸大学と共同組んできた．前者はポンプ等を加振源とする小口径で加圧器スプレイ配管内部の流況の可視化等の模擬

配管の疲労破壊の未然防止を目的として，レーザー

実験（写真 1），および配管内部の水面の変動により光を利用し非接触で配管に発生している振動応力を生じる熱応力の詳細評価に取り組んでいる (4)．ま評価する手法を開発し(5)，現在は実機適用に向けた

た，平成 16 年度には流れ加速型腐食（FAC）の研改良に取り組んでいる．後者としては耐震重要度の究にも取り組み始めた．この設備の概観を写真 2 に高い大型の液体貯蔵タンクを対象とした円筒容器の示す．

耐震性評価の実験と解析に取り組み，タンク試験体

一方，構造強度評価の観点からは，小口径配管のを用いた大入力の振動試験（写真 3）の結果，ビー振動による影響および円筒容器の耐震性の評価を始ム振動とオーバル振動の連成によりタンクの応答倍6では，そのことを強く認識し，主として 1 次系に使用される構造材の経年劣化の研究を強力に推進するため，人員，実験室，実験設備等を重点的に配備してきた．特に原子力発電所の近傍に位置する研究所という特色を活かして，実機に直結した研究に取り組むよう努めている．残念ながら高レベルの放射化試材を扱えるホットラボは保有していないが，低レベルの放射化試材を扱えるセミホットラボ実験室を
関西電力美浜発電所内に設置している．
高経年化研究センター発足以前の経年劣化プロ
ジェクト（非破壊検査研究を除く）は，同センター
写真 3

水の入ったタンク振動試験

発足後，材料グループと名称変更し，1 次系に使用される主要構造材の腐食および照射を中心とした経
年劣化のメカニズムの解明とそれを元とした寿命評価等を目的に研究に取り組んできた．また最近では，

Mises stress (MPa)

2 次系の主要構造材料（炭素鋼）の経年劣化の研究を始めている．材料グループの研究活動 15 年の歩みを表 3 に示す．
この表にあるように，最も早くから取り組んできたのは原子炉容器等の管台部や蒸気発生器細管等に用いられているニッケル基合金の１次冷却水中の応力腐食割れ（PWSCC）および原子炉容器そのものの鋼材の照射脆化の研究である．前者は表 1 にも記載している関西電力高浜発電所 2 号機原子炉容器上
蓋の制御棒取付用管台における微小な割れ深さの測定が研究の取り組みを大きく深化させる第一歩となった．ここで得られた値は自ら別の実験によって

図1

燃料取替用水タンクの大地震に対する動的解析例

求めた SCC 進展予測式とよく一致した(8)．その後，ニッケル基合金の PWSCC のメカニズムに関し，率の低下という非線形振動応答が発生することを明SPring-8 等の最先端設備や INSS 内の電子顕微鏡をらかにした(6)(7)．図 1 はその解析結果の例であり，駆使して，表面酸化膜の構造やき裂先端部の分析を

タンク下部に象脚座屈が発生しているのに対し，上推進した(9)〜(11)．寺地がこの研究および後述のステ部にはオーバル振動が発生している．

ンレス鋼に関する研究により日本原子力学会 2005 年

また近年は応力腐食割れ等のき裂評価の精緻化を

度奨励賞を受賞した．最近になり，こうしたニッケ目的として，主要要因である溶接部や冷間加工曲げ

ル基合金の PWSCC に関する研究を集大成したモノ

部の残留応力の数値シミュレーション技術の開発やグラフを発刊した(12)．その中に示されている成果の

中性子回折法による残留応力測定等に取り組む等，

例を図 2 に示す．2006 年より，原子力安全基盤機構

技術基盤の整備を進めている．

（以下「JNES」という）の委託を受け，ニッケル基合金の PWSCC のメカニズムに関する研究を推進中

2.2

高経年化研究センター
プ

材料グルー

である．
一方 PWR の実機では，極めて特殊な環境を除いてこれまで発生と進展が確認されていなかったステ

原子力発電所の安全性と信頼性の大半は，材料

ンレス鋼の PWSCC について，先進的な取り組みを（燃料，減速材および構造材）に依存するといっても行ってきた．先ずニッケル基合金と同様に，ステン

過言ではない．INSS 設立以来技術システム研究所

レス鋼の PWSCC に関連し，表面酸化膜の構造やき

7

表 3 材料グループ

研究活動 15 年の歩み

京阪奈に拠点
93

腐
食
研
究

94

95

00

01

02

03

04

05

06

07

JNESより国プロ受注
JNESより 06/03（寺地）国プロ受注 原子力学会奨励賞

JNESより国プロ受注

電共研受注
01/11
JNESよりモノグラフ発行
国プロ受注（ＰＶ照射脆化）G 調査研究受注

06/03（福谷）原子力学会論文賞

・き裂進展モデリングに関する研究・実機材調査（トラブル支援）（10件／年程度）

NiFe2O4

NiO

DH=45
Ni/NiO equilibrium

NiFe2O4

Surface

OuterSurface
layer
Inner
layer
Metallic Ni
Cr richNiO oxide
Oxidized
GB
Crack tip
˜ 5µm
Width=0.3μm
Metallic Ni
OxidizedGB

Cr richoxide

M3配管調査O3上蓋管台調査

昇と上部棚エネルギーの低下（あわせて脆化）を精度よく予測することが必要である．このためには精関する理解を深めることも重要である．本グループ

Oxidized
GB
Crack tip
〜4µm
Width=0.1μm
Metallic Ni

0.4μm

T2上蓋管台調査

度のよい実験が必要であるが，脆化のメカニズムにMetallicNi

Oxidized
GB
80nm

100 nm

図2

99

・鋳造ステンレス鋼の熱時効に関する研究DH=30
NiO stable

〜4μm

98

・ステンレス鋼のSCCに関する研究
・炭素鋼のFACに関する研究
・圧力容器鋼の照射脆化に関Cr richoxide

97・ニッケル基合金のPWSCCに関する研究照 する研究射効 ・照射誘起応力腐食割れに関果 する研究その他

96

08/03モノグラフ発
行 （Ni基合金SCC）

福井：美浜に拠点

低歪速度引張試験を実施したニッケル基合金(MA600)の PWSCC き裂先端と表面酸化膜のミクロ組織の模式図では早くからその重要性を認識し，最大 0.1dpa（原子炉容器の照射期間に換算すると 60 年相当）まで照射された試料に対し，アトムプローブ，陽電子消滅法，小角中性子散乱等の最先端の分析法を用いてナノメートル（nm）レベルのミクロ組織分析を行った(17)．この成果はモノグラフにまとめて公表している(18)．また実機鋼材の照射効果に関して基礎研究の幅を広げるため，電子線やイオンビームによるシミュ
レーション照射研究も進めてきた(19)〜(21)．また最近
は JNES の研究プロジェクトにも参加し，原子炉容裂先端部の分析を行った(13)．最近の例として，冷間器材の脆化予測式の検討を担うと共に，集積した知加工による割れ感受性の増加を明らかにしたものが見をその予測式開発に提供している．

あり(14)，その温度依存性とあわせて一例を図 3 に示ステンレス鋼は，前述のように PWR の 1 次系内

す．こうしたデータは，実機の高経年化に対する保において本来 SCC 感受性は低いが，原子炉内の構造

全計画の高度化にとって非常に有益であろう．また物に用いられた場合，長期間の中性子照射により有岡らは，空孔拡散をベースとした割れのメカニズ

SCC 感受性を発現する．これは照射誘起応力腐食割

ムを提案し(15)(16)，内外から注目されている．

れ（IASCC）と呼ばれ，海外の PWR において炉内最も早くから取り組んできたもう一つの課題としのボルトがこれによって破断した事例の報告がある．

て，原子炉容器鋼の照射脆化に関する研究がある．

国内のプラントでは同様の損傷は発見されていない

原子炉容器は炉心を格納する極めて重要な設備であが，本グループでは原子力発電所の高経年化対策にり，取替えが非常に困難であるため，その材料（低とって IASCC は重要な課題であるとの認識で早く合金鋼）が中性子照射を受けて，脆性遷移温度の上から取り組んできた．そして関西電力の原子力発電

8

き裂進展速度（mm/s）

10

1 .E− 07

320

250℃

1.E− 05

32 0℃

Hydroge na ted B-Li w a ter（温度）

Oxygenate d B-Li w ate r

BWR

PWR

1 .E− 08360

15 20（冷間加工度）

PW R： 5 0 0 pp m B , 2pp mL i, 2 . 7 5p p m DH2,
BW R： pu r ity w ate r, 2 p p mDO2, 2 8 8 ℃
K= 2 5 -3 5 M Pa √m

き裂進展速度（mm/s）

51 .E− 06

BW R 31 6L Andre sen e t al.
BW R 30 4L Andre sen e t al.
PW R 31 6
316 DO 2 8 ppm
304 DO 28 ppm

Andr es en ( Hydrogenated Pure Water )1.E− 06

BWR
1.E− 07

1.E− 08

PWR

1.E− 09

1 .E− 09
0

200

400

600

800

0.0015 0.0016

0.0017 0.0018

0.00190.002

降伏応力（MPa）-1

温度（K ）

図3

ステンレス鋼の PWSCC き裂進展速度と冷間加工度，温度の関係

所において最も高い中性子照射を受ける場所に設置

基礎研究の幅を広げるため，イオンビーム照射研究されている炉内計装シンブルチューブの取替え材をも進めている．

用いて，IASCC のメカニズム解明に取り組んできPWR の 1 次冷却材管に鋳造ステンレス鋼が用いた．最大照射量 74dpa（ボルトの照射期間に換算すられていることが多いが，これは 2 相構造をしておると 70 年相当）まで照射された試料に対し，機械的り熱時効により脆化する可能性がある．そこでこう

特性，ミクロ組織データを体系的に取得した(22)(23)．

した鋳造 2 相ステンレス鋼の経年変化を機械的性質

これは実際の PWR で照射した試料に関し，世界でとミクロ組織的な変化の両面から調べた．その結果，比類のない貴重なデータベースとして注目されていその機械的性質はフェライト相の性質とその量にる．さらにこの結果を踏まえて，SCC 試験等を実施

よって説明ができることを明らかにした(25)．

することにより，IASCC は粒界偏析のみならず，照一方，内外の研究者の協力を得て，釜谷が中心と射硬化が重要な役割を演じることを初めて解明した

なって実施した実験と数値解析により，SCC や疲労(24)．この成果により福谷は日本原子力学会 2005 年

によるき裂の発生過程と微小なき裂の挙動を記述す

度論文賞・特賞を受賞した．また JNES のプロジェ

るモデルの構築が著しく進展した．その成果の例をクトに参加し，IASCC 評価ガイドライン検討の一翼

図 4 に示す．また微視組織によるき裂成長速度の変を担っている．その他原子炉容器材の脆化と同様に，化を定量化し，多数き裂が発生し成長する過程を模SCCき裂発生の観察（ステンレス鋼、硫酸環境中）

図4

3次元的な粒界き裂の発生・進展シミュレーション

多数き裂が発生・成長する過程を模擬するモンテカルロモデル図

9た．研究活動 15 年の歩みを表 4 に示す．

擬するモンテカルロ計算モデルを構築した(26)〜(28)．
最近，PWR の 2 次系の主要構造材料である炭素

超音波探傷技術では，PWR の 1 次冷却材管を対鋼配管の減肉評価に注目し，特に 2 次冷却水中への象とした大型探触子による自動超音波探傷法を新たエタノールアミン注入による減肉への影響に関し実に開発した (29)(30)．本探触子は従来のものに比べて験を進めている．

遥かに大型で，球面集束 2 振動子方式を採用してい本グループは，関西電力の原子力発電所の実機プるので，鋳造ステンレス鋼のような粗粒結晶構造をラントで発生した種々の材料に関わるトラブルの原持ち，超音波の散乱･減衰が著しい PWR の 1 次冷却因調査に協力し対策を提言している．特に美浜発電材管材料に対し，十分な欠陥検出と寸法同定の能力

所 3 号機の 2 次系配管破断事故の調査に関しては，を有することを実証した．開発された自動超音波探

前章に述べたように全面的に協力した．またごく最傷装置を用いて過去 7 回にわたり実際の原子力発電

近は，大飯発電所 3 号機の原子炉容器上蓋管台部の所において検証試験を実施している．実機で試験中調査に協力し，対策提言も行った．

の本装置を写真 4 に示す．本研究の成果により，黒住が火力原子力発電技術協会より平成 16 年度優秀論

2.3

高経年化研究センター
ループ

検査技術グ

文賞を受賞した．
金属材料評価技術では，陽電子消滅法や熱起電力法による材料の脆化や疲労による劣化を診断する技

本グループは，高経年化研究センター発足以前の，術を開発した．特に熱起電力法の優位性を確認した

潜在事象研究プロジェクトの有機系材料の経年劣化上で，鋳造 2 相ステンレス鋼の熱時効に伴う脆化の研究と経年劣化研究プロジェクトの非破壊検査研究

原因であるスピノーダル分解による Cr 濃度変調がとを統合し，原子力発電所の現場に役立つ非破壊検

熱起電力に及ぼす影響を明らかにした(31)．そして実査技術の開発を目的として，超音波探傷技術を中心

際の原子力発電所において熱起電力の測定が可能なとした金属材料中の欠陥検出技術，熱起電力法に代装置を開発し(32)，これを実機の 1 次冷却材管の熱起表される金属材料劣化診断技術，ケーブル絶縁材料

電力測定に適用し，熱時効による脆化が加速試験に等の高分子材料劣化診断技術，O リング，ダイヤフより推定されている予測の範囲内であることを確認

ラム等の機器部材の寿命予測技術の開発を進めてきした(33)．実機において熱起電力測定を実施している

表4

検査技術グループ93

・鋳造ステンレス鋼の超音波技術開発研究・フェーズドアレイ、TOFD
超音波探傷技術開発研究
・長飛程超音波探傷技術開
発研究

94

95

研究活動 15 年の歩み
96

97

98

99

00

01

00/10（黒住）
関西電力技術研究褒賞
優良賞

02

03

04

G調査研究受注

05

06

07

JNES調査受注

05/10（黒住）
火力・原子力発電
掲載論文賞

・陽電子消滅法による疲労評価研究
・熱起電力法による材料評
価研究
・低圧電気ケーブルの劣化診断手法の研究

JNES調査受注

・高圧電動機の絶縁劣化診
断手法の開発研究
・Ｏリング・ダイアフラムの寿命予測研究03/10（藤井）関西電力技術研究褒賞
進歩賞

08

07/10（三上）関西電力技術研究褒賞
進歩賞

ｌｎ（１/d）（d：劣化日数）

102

アレニウスプロット−2

100℃/36日
90℃/78日
80℃/170日

実機条件
(40℃)

−6

19年
−10
2.6

2.7

2.8

2.9

3

1000/T

図5

写真 4

3.1

3.2

（T：絶対温度）O リング材料の促進劣化試験結果

ところを写真 5 に示す．

1 次冷却材管自動超音波探傷装置

機器部材の寿命予測技術では，原子力発電所の換
気空調系統のダンパオペレーター（空気シリンダー方式駆動装置）に装着されている O リングについて，その劣化に影響を与える主要因が熱酸化反応であることを明らかにし，三つの異なる温度で実施した促進劣化試験によって得られた伸び残率の変化か
ら，アレニウス則が成立することを実機機材データとの比較により確認した (34)．その結果を図 5 に示す．これらのデータに基づいて当該 O リングの寿命評価を行った結果，原子力発電所での当該 O リングの取替え周期を 2 倍以上延長することが可能であることが判明し，関西電力の保全計画に反映された．

写真 5

1 次冷却材管における熱起電力測定作業
表5

原子力情報研究プロジェクト
93

94

95

96

研究活動 15 年の歩み
97

98

99

00

01

02

03

04

05

06

07

08

・海外不具合情報の分析

海
外
不
具
合
情 ・特定重要事象の分析
報
分 ・各種傾向分析
析

北海道電力より受託

全ＰＷＲ電力より受託

電事連Ｐ検討会の事務局活動

ＧＬ調査（北電）

出力増強不具合分析（北電提供）

・確率論的安全評価の研究

各
種
調
査
分
析

・電動弁作動性能評価の研究
・サーモグラフイーによる状態監視
技術の研究

発電所指導

・運転員ヒューマンエラー防止の研究
運転員HE事例集（四電提供）

・運営保守管理不具合要因の研究

11

2.4

原子力情報研究プロジェクト

世界の原子力発電所の不具合情報データーベース
を元にして，特定の不具合事象（ECCS 作動事象，

どんな新技術でも実際に使われてこそ意味がある

弁不具合事象，振動不具合事象，水撃（ウォーターが，さらにその使用経験，特に使用に伴う問題点やハンマー）事象，熱疲労事象，伸縮継手不具合事象，

不具合を収集して分析し，改善策を講じてこそ，そ安全系統配管内ガス蓄積事象，水素燃焼・爆発事象）の技術は進歩する．INSS でも設立当初から世界のの分析研究，安全系の電動弁作動性能評価の研究，

原子力発電所の運転管理状況に注目し，その不具合

確率論的安全評価手法を活用した機器重要度評価の情報を収集，分析し，原子力発電所の安全性向上に研究(35)，2 次系配管減肉管理状況の研究等，幅広い

役立てるように努めてきた．これに取り組んでいる調査分析を研究として推進してきた．近年は本デーのが原子力情報研究プロジェクトである．ここではターベースを活用し，いろいろな観点（発電機，遮そうした不具合情報を収集しているので，それらを断機，ケーブル，カード型計器，ポジショナー，火

整理してデーターベース化し，それを元にした不具

災事象，運転員の人的過誤等）からの傾向分析研究

合の傾向分析等の研究にも取り組んでいる．本プロを毎年数件実施している．

ジェクトの 15 年間の歩みを表 5 に示す．

高経年化や人的過誤等を含めた傾向分析を行う過この表からも分かるように，当初は関西電力のみに分析結果と提言を提供していたが，2000 年度に北海道電力に，2004 年度からは加圧水型（PWR）を保有する国内の全電力会社に，それらを提供するに至っている．
主要な活動は海外の原子力発電所の不具合情報の入手と分析で，入手件数の推移と 2007 年の入手情報と分析結果を図 6 に示す．
国内の PWR 保有電力会社に対しては，写真 6 に示すような PWR 海外情報検討会を通じて分析結果と提言を示し，議論する形を取っている．

図6

写真 6

海外不具合情報の入手情報と分析結果

PWR 海外情報検討会

12

程で，新しい不具合の原因分類法を提案し(36)，各方に向けて調査を行い，さらに測定方法の改善も試み面の注目を浴びた．海外の原子力発電所の不具合のた．その上で実際の原子力発電所で試用し，電気設原因をこの方法によって分類した結果を図 7 に示す．

備の異常な過熱箇所を見い出したりもした．その一その後，関西電力ではこの本原因分類法を採用して例を図 8 に示す．この成果は，火力原子力発電大会

不具合事象の分析を行っている．

(37)等で発表し注目された．関西電力では原子力発電

不具合情報の収集と分析から発展して，海外原子力発電所の良好事例の調査研究とその適用性試験に所へのサーモグラフィの採用を決め，本研究プロ
ジェクトの担当者がその技術指導を行っている．

も取り組んでいる．その一例としてサーモグラフィ

また海外の原子力発電所の運転員過誤事例を抽出

による状態監視技術の研究がある．これは米国におして，過誤防止のポイントをまとめた事例集（3 分

いて電気設備の異常をサーモグラフィで検知し保守冊）を作成し，関西電力や四国電力の原子力発電所するという事例が多くみられたことから，その導入の運転員教育に提供してきた．さらに岡山大学等と図 7 海外の不具合の原因分析結果

協力し人的過誤防止の研究を進め，保守員の人的過誤防止にも注目し分析評価を行っている(38)．

2.5

技術支援研究プロジェクト

技術支援という名称からすれば，非常に幅広い分野が想定されるが，当初は原子力発電所の運転支援端子部に最高温度部分（112℃）があり、端子部の発熱がケーブルを伝導しており、加熱原因は端子部
の接触不良
（緩み等）
と推定。
回路を隔離（電源切）し、端子台及び盤内配線を交換して正常復旧した。原因は当該部への異物噛み込
みとビス緩みと判明。

および保守支援の研究が主であったが，現在では事
故解析および防災支援を中心とした研究を推進している．本プロジェクトの 15 年間の歩みを表 6 に示
す．
運転支援では，主に事故時操作に着目し，操作過

図8

サーモグラフィによる国内発電所での過熱検知例

誤防止とマン−マシンインターフェイス技術を中心に研究を進め，事故時操作手順書を自動表示するプ

13

表 6 技術支援研究プロジェクト
92

原
子
力
防
災

・被ばく線量予測技術
・事象進展予測技術
・放射性物質放出量予測技術
・ｱｸｼﾃﾞﾝﾄﾏﾈｼﾞﾒﾝﾄ有効性評価
・原子力防災訓練支援技術（国、自治体主催の防災訓練）

93

94

95

研究活動 15 年の歩み

96

97

98

06/3（吉田）原子力学会技術賞

99

00

01

02

03

04

05

06

07

08

核データ検証計算受託

ライセンスの外部供与

06/7
モノグラフ発行（γ線遮へい）事業者側の支援業務を受託

・プラント応答解析事
故 ・運転保守管理安全裕度評価
解 ・各種伝熱モデルの開発
析 ・炉心健全性評価手法
運 ・手順書表示の機械化技術
転 ・操作過誤防止
支援 ・ヒューマンマシンインターフェース技術
保
守
支
援

01/12
書籍発行
（安全の探求）06/3（長江）原子力学会熱流動部会奨励賞

・保修技術力継承手法
・被ばく低減・汚染検出技術
・プラント安全管理手法
・ヒューマンエラー低減

99/12（丹羽）人工知能学会優秀論文賞
99/06（九手、花房）
人工知能学会奨励賞

ロトタイプシステムを開発した (39)(40)．これにより丹羽は，人工知能学会 1999 年度優秀論文賞を受賞した．
保守支援では，現場保修員の技術力伝承を支援する目的で，点検作業の勘所を知識ベースとして集大成するためのシステムを開発した (41)．九手と花房は，これにより人工知能学会 1998 年度奨励賞を受賞している．さらに多くの大学の研究者の協力を得て，運転支援と保守支援を中心とした研究をとりまとめ，2001 年に「安全の探求」を上梓した(42)．
事故解析では，最新知見の設計基準事象を超えた場合の拡大防止操作および影響緩和操作への反映を目的として，実験に基づく熱流動モデルの開発と実機解析への適用を進めてきた．その一つは米国ス
リーマイル島原子力発電所の炉心溶融事故に際し，
溶融物が原子炉容器内に保持されたことに関連し，京都大学や工学院大学と協力して狭隘流路の伝熱実験を実施し，評価モデルを開発した(43)．その第二段として，PWR の停止時運用管理裕度の評価を目的

写真 7

蒸気発生器伝熱管凝縮伝熱実験装置

として，米国 Purdue 大学と協力し，蒸気発生器 1
次側での非凝縮ガス（空気）を含む凝縮伝熱実験を防災支援では，1999 年 9 月に発生した JCO 臨界実施した(44)．その装置を写真 7 に示す．この結果を事故以来，主として原子力発電所の事故時影響およ

用いて新しい伝熱モデルを開発し，上記裕度の評価

び緩和操作の有効性の観点から，現場を支援する技

計算に採り入れた．この研究により長江は，日本原術開発に取り組んでいる．主な成果として，（1）原子力学会 2005 年度熱流動部会奨励賞を受賞した．

子力災害時に発電所の高線量区域の認知（図 9）
，従

14

線量率高
作業困難

線量率低
作業可能

写真 8

原子力防災訓練時の事象進展予測支援（平成17 年国民保護実動訓練時）

120

図9

原子力災害時における発電所内放射線量率マップ
表示例

100

事者の被ばく線量低減をねらった被ばく線量予測シ

件数

80
学会等口頭発表
学術雑誌掲載その内査読付き
INSS JOURNAL掲載

60

ステムの開発，（2）通報連絡等の限定された情報を40用いて放射性物質の放出量および公衆防護措置範囲

20を迅速に予測する技術の開発(45)，（3）深い透過距離0に対応したガンマ線ビルドアップ係数と GP パラ

93 94 95 96 97 98 99 00 01 02 03 04 05 06 07
年度

メータの作成(46)，（4）影響緩和操作の確率論的有効図 10

性評価(47)等がある．これらを統合した事象進展予測

技術システム研究所員の年度別外部発表件数

技術により関西電力の防災業務を支援している．写
真 8 は 2006 年度の原子力防災訓練時の事象進展予測

表7

支援の状況である．これら一連の成果により吉田が研究成果の公表と特許等の取得状況

究高
セ経
ン年
タ化
ー研

げており，技術システム研究所でも研究成果は原則として全て公開してきた．公開の形態としては，（1）内外の学会等における口頭発表，（2） INSS JOUR-

熱流動・構造
材
料
検査技術
原子力情報
技術支援
合
計

INSS では，基本方針の中に研究成果の公開を挙＊

出版中のもの等を含む
著作権登録済み

7
5
8

著作物販売
件数等＊＊
0
3＊＊＊
0

1
1
22

2
2
7

特許件数＊

プロジェクト・グループ

日本原子力学会 2005 年度技術賞を受賞した．

2.6

技術システム研究所特許取得件数等

＊＊

＊＊＊

計算コード

NAL 誌への論文等寄稿，（3） 内外の学会等の学術
雑誌への論文投稿（査読付き原著論文およびそれ以次に技術システム研究所における特許，著作物販外の論文等）が主である．15 年間にわたる技術シス

売等の状況を表 7 に示す．安全性と信頼性の研究とテム研究所の研究成果の推移を図 10 に示す．科学技

いうこともあろうが，これらの件数も少ない．

術の基礎研究や新しい物の創造を目指す応用研究の場合とは異なり，安全に関する研究では，成果の活3.

今後の研究の方針

3.1

これまでの研究活動の評価と反省用の度合いを学会発表数や論文発表数で表すことの難しさや問題点をよく認識しながらも，やはり成果の公開の重要性から INSS ではこれらのデータを重視してきた．しかしなお，筆者としては学術雑誌掲前章で述べたように，技術システム研究所は原子載論文，特に査読付き原著論文数が少ないと自己評

力発電所の安全性と信頼性の向上を目指して研究を価している．

推進し，多くの成果を挙げることができ，それらを

15

実際の原子力発電所の現場に役立てるよう努力しての下で積極的に研究を進め，新しい分野を切り開いきた．また，具体的な研究成果とは別に，原子力発てきた．これまでに関西電力出向者の 8 名が博士学

電所の近傍にある研究所として，関西電力のトラブ

位を取得した．このように所員の編成と資質は優れ

ル対策等に際し，ホームドクター的な役割も果たしていると考えるが，なお研究費に対する成果の質とてきた．また，設立理念に掲げられた成果の公表を量を評価すれば，まだまだ十分とは言い難い．

誠実に行い，国や地元で第三者性も認められるよう(４) 実験室と実験設備についてみると，前章に書いになった．一方，社会システム研究所と協力して，たように材料グループの構造材の経年劣化，特に社会・環境との調和を目指した活動にも取り組んで

SCC の研究に重点を置いた配置を取ってきた．熱流

きている．

動・構造グループと検査技術グループはいずれも 1

しかし，いくつか反省すべき点も存在する．系統

室のみで，他の研究所と比べると非常に遜色があっ

立てた整理はできていないが，それらを以下に箇条た．材料グループの実験設備はよく活用され，前章書きにする．

に書いたように多くの成果を挙げてきたが，それで(１) 研究課題の選定において，真に現場のニーズにも最新鋭の設備を求めて所員が内外の研究機関に出応えたもの，さらにそれを先取りしたものが十分にかけて行くことが増えてきた．当初より現在に至る

取り上げられ，大きなもので抜けはなかったか．こまで，高レベルの放射化試料は茨城県まで行かない

れに関し，筆者は 2004 年 8 月に起きた関西電力美浜と実験できないのも残念である．また，熱流動・構発電所 3 号機の 2 次系配管破断事故をどうして防ぐ

造グループに関連した実験研究（技術支援プロジェことができなかったのかという気持ちを抱いている

クトのものも含む）の多くは，実験室の点から内外

し，外部から問われたこともあった．

の大学に委託せざるを得なかった．もちろん今後と(２) 研究の方法において，以下の方針は概ね成功でも何もかも INSS の中でやるという訳にはいかないあった．

が，外部委託が多すぎて「自ら手を汚して実験を行① 自ら手を汚して実験，解析を行うこと（こううこと」からは程遠かった．一方，大型計算機はないう当たり前のことが電力業界では業務の性格上，いものの，高性能の計算機とパソコンは数多く配備実施できないことがよくある）．時には，実験装置

し，計算ソフトも必要なものは取り揃えてきた．さそのものを自作して使用．

らに外部への計算の委託から始まって，計算コード②の改良，新しい計算システム（例えば原子力防災対できるだけ基礎に戻り，事象の進展メカニズ

ムの解明から取り組むこと．また原子炉の中の事策）の開発，そして外部にライセンス供与するに象の多くは複合的に進展することが多いので，広至っている．

い観点から考察し，総合すること．

(５) 最初に書いたように，INSS では早くから内外③

電力業界等において，研究開発について棲みの大学や研究機関と連携協力を図ってきた．当初は分けがあるような場合でも，それにあまり縛られ英国の研究機関を始め，内外の大学や研究機関に一ず，何をすべきか，何ができるかということを起方的に研究を委託するようなことが多かったが，シ点として比較的自由な発想で進めること．

ニア研究員の参加と関西電力出向者の研究能力の向しかしながら，このような方針に沿って進めた

上により，徐々に本格的な研究協力ができるようにせいもあり，一般に研究のペースが遅いことが多なってきた．もちろん最近でも最新の設備や解析法

かった．

の使用等で入門からの指導をいただく形の連携協力(３) 技術システム研究所の所員は現在約 40 名であもあるが，逆に INSS の方がリードするものも少しり，そのうち約 4 分の 3 が関西電力からの出向者，ずつ存在するようになった．

残りがプロパーである．プロパーのうち約半数が

表 1 に示したように，2004 年に福井大学大学院工メーカー出身の教授級（シニア）研究員で，残りが学研究科に原子力・エネルギー安全工学専攻が設置

博士研究員である．関西電力出向者は，原子力発電された．INSS はそこに連携講座として正式に参画

所の実機の状況をよく把握しており，これをシニア

し，現在教授 2 名，准教授 1 名がその講座を担任し研究員が研究の進め方の面でリードすることが多講義を行っており，そこには大学院学生定員も認めかったが，原子力情報と技術支援両研究プロジェクられている．以前修士課程の学生 1 名が在籍し，現トは，ほぼ全員を関西電力出向者が占め，リーダー

在博士後期過程の学生が 1 名在籍している．翌 2005

16

年には福井県エネルギー研究開発拠点化計画がス

しかし，いくら重要なこととはいえ，過去の事例タートした．INSS ではいろいろな活動を通してこの原因究明と対策の立案だけに留まり，同種のことれに協力しているが，技術システム研究所としてのの再発を防止することだけでは，前節の最後に挙げ最大の取り組みは経済産業省原子力安全・保安院にた創造的な安全研究とは言い難いし，若い人や学生よる高経年化対策強化基盤整備事業への参画と，そが魅力を感じてそれに参加したいというインセンの福井クラスターの取りまとめである(48)．こうしたティブにはならない．

役割を果たせるようになったのは，これまでの研究

これに通じることとして，以前筆者が部会長を務

実績が認められたことによると考えてよいと思う．

めていた原子力安全委員会原子力安全研究専門部会(６) また，技術システム研究所では研究企画会議ににお招きした矢川元基東洋大学教授は，安全研究へ

おいて，研究の方針，意義，進め方から成果まで厳の期待として，次の 7 点を挙げられた(49)．

しく議論していただいている．その中で特に研究課①

題の選定やその進め方について，「システム」の名が②

研究内容が高度であること．
欧米の後追いでない研究，新しい概念の創生

ある割りにシステム工学的に進められていないとか，につながる研究であること．

学会や国の示している研究開発ロードマップとの適③

他分野の研究動向に敏感であること．

合性の吟味が十分でないというようなご指摘もいた④

研究において，基礎的，俯瞰的な視点を失わだいている．さらに前記の事業その他が増加して，所員が研究に専念できるかとの疑問も示された．

ないこと．
⑤

指針や基準の策定に直接，間接に役立つデー(７) INSS の最高顧問会議でも，技術システム研究

タを生み出すこと．

所の研究の現況や具体的な研究例等を報告し，ご意⑥ 安全規制に役立つ人材を生み出すこと．

見をいただいている．その中で，原子力発電所の高⑦

安全規制ニーズや次の研究ニーズを生み出す

こと．

経年化対策について，もっと深く考察するようにとのご指摘があった．さらにもっと根源的なこととし

前節の終わりに示した INSS 最高顧問会議でのごて，技術システム研究所の研究は，経年劣化研究を指摘にも応えるべく，今後の在り方について以下の含め，過去に起こったことの解明が中心となっていように考える．

る．これは原子力発電所のホームドクターとしての役割からすると重要だが，アナリシス（分析）に留①

これまでどおり原子力発電所における不具合
情報を重視し，研究の進め方において基礎に

まらず，シンセシス（合成）にまで目を向け，前向

戻ってメカニズムまで追求するように努力する．

きで創造的な研究を指向すべきであるというご指摘

一見泥臭い現場の経年劣化事象であっても，そもある．これらのご指摘を今後の方針に活かすこと

れを掘り下げると科学のフロンティアが存在すについて次節に述べる．

ることを再認識させ，最新の手法でそのメカニズム解明に取り組む．

3.2

研究のあり方，計画検討および成果の活用に当たっての基本的考え方②

複合的な事象が多いので，できるだけ俯瞰的な視点を持ち，他分野の研究動向も考慮して幅広く取り組んでいく．

(１) 安全研究のあり方③

得られた成果は，当然同様の不具合の再発防INSS の研究に限らず，本来安全の研究は，安全止に直接役立てるように最善の努力を払うべきを脅かす危険な事象や実際に被害をもたらした事例

であるが，それに留まらず，シンセシス的なとを取り上げ，その原因を究明し対策を提案することりまとめを行うことにより，より広い活用を図から始まる．これは臨床医学が膨大な病例（事故等る．これは原子力発電所における当該の不具合による死傷を含む）を元に，基礎医学や薬学の協力に関連したことから，より広い領域まで配慮のを得て治療法が得られてきたのに似ている．このた幅を拡大することや，将来それに関連する不具めに近傍にある関西電力の原子力発電所に留まらず，合の発生を予見し，それを防止する先見的（プ

原子力情報研究プロジェクトでは世界中の原子力発

ロアクティブ）な保全につながる．さらに，現

電所の不具合情報を収集，分析，評価し，それを元在用いられている材料や構造等の改善から，安に必要な提言を行ってきた．

全性が高く高性能の次世代の原子力発電所の設17計における採用がありうるし，他分野の工業技

で現実に発生したトラブルの相談に乗り，現場の運術への活用もあるかもしれない．

営管理を助けている．また，SCC 関連の知見はやが(２) 研究計画検討のプロセスて民間規格への反映にも役立つことであろう．

原子力発電所の安全性と信頼性の向上という目的と前述のような安全研究のあり方の間にあって，実以上の基本的考え方に従って，今後の研究方針を次節にまとめる．

際に研究計画を検討するプロセスを図 11 に示す．これは高経年化研究センターの場合であるが，技術支

3.3

今後の研究方針

援研究プロジェクトでもほぼこれに似たプロセスで研究計画を検討している．一方，原子力情報研究プ(１) 原子力発電所の安全性と信頼性向上のための技

ロジェクトは，それらと少し異なり海外原子力発電

術的支援を強化する．特に関西電力の原子力発電所

所の不具合情報分析が主軸で，これに各種の調査分の高経年化対策，不具合分析と改善提言，防災対応

析研究が付随する．

支援技術の高度化に全面的に協力する．

いずれにしても，できるだけシステム工学的に研(２) 研究の進め方と成果の活用において，上述のあ究計画の検討が進められるようにしていきたい．

り方，計画検討および成果の活用に示したことを重(３) 研究成果の活用視する．成果の公開，特に査読付き原著論文の投稿

研究成果の活用について，成果の程度・レベルおを増加する．

よび成果の活用先を図 12 に示す．この中には，研究(３) 優秀な研究員の確保と充足，調和ある配置，研例も示している．ただ実際上は，＜直ぐにそのまま

究マネージメントの強化を図る．

実用化（適用）できる物・内容＞として，「顧客に提(４) 特に熱流動・構造研究を中心とした新しい実験

案し現場の運営管理に反映」の中に位置づけたもの

棟を建設し，研究の飛躍的進展を目指す．また研究であっても基礎的段階の内容まで含むこともある．

施設の陳腐化に対して，最新鋭の研究設備を整備し例えば原子力防災関連のデータの一部は，放射線利ていく．さらに計算環境においてもトップレベル化用や医療にさえ役立つ可能性がある．また一方，例を図る．

えば SCC 関連研究は＜将来の実用化技術のシーズと(５) 内外の大学，研究機関との連携と協力を一層推なりうる物・内容＞として，短期的には「トラブル進する．特に福井県エネルギー研究開発拠点化計画

原因の究明等」や，長期的には「新技術・材料の開に協力する．

発等」に位置づけたが，SCC 関連研究者は関西電力(６) 検査技術グループを強化し，原子力発電所の運海外不具合情報

国内不具合情報

国内での研究動向（INSS原子力情報研究プロジェクト）（NUCIA情報）・研究開発ロードマップ（原子力学会、JNES等）
・情報交換会議

経年劣化事象

経年劣化事象

海外での研究動向
・米国、フランス等の研究課題候補の抽出

報告書（考慮すべき事項）
・原子力発電所の設備と運用の状況

顧客（主に関西電力）のニーズ

・国際会議
・情報交換会議

研究資源（研究員、研究設備、予算等）
から見て取組み可能か？

取組むべき研究課題の提案

図 11

高経年化研究センターにおける研究計画と課題検討のプロセス

18

成果の活用先成果の程度・レベル（基礎的段階）

応用段階

実用化段階

（研究例）
・サーモグラフィーによる状態監視

直ぐにそのまま実用化（適用）でき
る物・内容

顧客に提案
し、現場の
運営管理に
反映

・レーザー変位計による振動応力計測
・インテンダーモジュラスによるケーブル劣化診断
・原子力防災に係る事象進展予測技術
・FAC関連研究

少し改良・検討を加えれば実用化につながる物・内容・熱疲労関連研究

民間規格等
に反映

・鋳造ステンレス鋼の超音波探傷技術
・円筒容器の耐震性研究
・原子炉容器の照射脆化関連研究

将来の実用化技術のシーズとなりう
る物・内容

短期的

長期的

・研究内容を進化
・新たな研究課題（課題検討のプロセスに戻る）

図 12

・トラブル原因
・SCC関連研究の究明等
・特許、実用新案等

・新技術・材料の開発等
・次世代軽水炉 ・SCC関連研究への応用・他 ・原子炉容器の照射脆化関連研究
産業への寄与研究成果の活用

転中の状態監視技術にも取り組む．また耐震の技術

Water Surfacea,16th International Conference

や従事者の被ばく低減化対策にも取り組みたい．

On

NuclearEngineering （ICONE16）,

CD-ROM No.48809, （2008）．

文献(５) M. Noda, A. Maekawa, M. Suzuki and M.
Shintani, `Development of Evaluation Method(１) 水山成郎，村瀬道雄，藤井有蔵，八木良憲，

of Vibrational Stress in Piping System Ap-`配管外面に取り付けた加速度センサによる

plying Multiple Laser Displacement Sensorsa,

キャビテーション検知a日本機械学会論文集

ASME-PVP, PVP2007-26453, （2007）．

（C 編），Vol.74，p.1681（2008）．

(６) 前川晃，鈴木道明，藤田勝久，`円筒形貯水タ(２) T. Oumaya, A. Nakamura, N. Takenaka and D.

ンクの曲げ振動とオーバル振動との連成に関す

Onojima, `Thermal Stress Evaluation of a

る実験的考察a，日本機械学会論文集（C 編），

Closed Branch Pipe Connected to Reactor

Vol.73, p.92 （2007）．

Coolant Loopa, 14th International Conference
On

NuclearEngineering （ICONE14）,

CD-ROM No.89799, （2006）．

(７) 前川晃，鈴木道明，藤田勝久，`円筒形貯水タ
ンクの曲げ振動とオーバル振動との連成に関する有限要素法の併用による等価モデルa，日本(３) T. Oumaya, A. Nakamura and N. Takenaka,

機械学会論文集（C 編), Vol.74, p.8 （2008）．

`Approach to a Method of Integrated Evalua-(８) 酒井俊治，戸塚信夫，釜谷昌幸，中島宣雄，

tion of Thermal Fatigue and Its Validation

INSS JOURNAL, Vol.7, p.129 （2000）．

Using SPECTRAa,JSME Journal of Power and(９) S. Sakai, N. Totsuka, M. Kamaya and N.

Energy Systems, Vol.2, p.1150 （2008）．

Nakajima, `A Study of Evaluation Method for(４) T. Oumaya, A. Nakamura and N. Takenaka,

Life Time of Alloy 600 on Primary Water`The Visualization of the Flow in Pressurizer

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