ISSN 1 3 40- 4482

Vol. 26 2019

目

次
巻 頭 言

F‑1

「柔らかい専門家」 ………………………………………………………… 宮原秀夫

1

テキストデータが映し出す「安全」 ─ 自由記述の活用 ─…………………………………………… 藤田智博

22010 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

10

論

文

社会システム研究所
SR‑1
SR‑2
SR‑3
SR‑4
SR‑5
SR‑6
SR‑7

項目反応理論による安全風土調査の項目分析……………………………………………… 西田

豊

18

ほか

27

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

32

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

50

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

ほか

59

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）…………………………………………… 釜谷

昌幸

66

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………………………………… 歌野原

陽一

ほか

78

克彦

ほか

89

安全文化に係る考え方の枠組みの検討…………………………………… 高城美穂

技術システム研究所
NT‑1

NT‑2
NT‑3

中性子照射ステンレス鋼の硬化機構…………………………………… 藤井

NT‑4

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 ほか
98

NT‑5

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

NT‑6

ほか

106

ほか

118

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……………………………………… 寺地

巧

NT‑7

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

ほか

136

フランスの PWR 炉内構造物の照射後ミクロ組織の分析…………………………………… 福谷

耕司

ほか

145

炭素鋼の低温照射下でのミクロ組織の解析…………………………………… 三浦

照光

ほか

153

NT‑10 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…………………………………… 市来

隆一

ほか

164

NT‑11 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

ほか

173

NT‑8
NT‑9

NT‑12 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 ほか
179

資
R‑1

R‑2
R‑3
R‑4

料

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

ほか

187

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

ほか

194

裕子

ほか

202

ほか

210

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
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

R‑5

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
217

R‑6

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

R‑7

眞一

223

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 ほか
228

解

説

C‑1

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…………………………………………… 西田 浩二
251

C‑2

ダイナミック PRA に関する研究のレビュー………………………………… 楠木

C‑3

貴世志

ほか

262

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 ほか

274

CONTENTS

Foreword
F‑1
Flexible Specialists………………………………………………………………………………… Hideo Miyahara

1

ArticlesInstitute of Social Research
SR‑1 “Safety” in Text Data: Utilization of Text Data of Free Answer Questions………………………………………………………………………………… Tomohiro Fujita2

SR‑2 Job Attitudes of Employees in the Nuclear Energy Industry and Organizationsin the 2010s: Focusing on the Generation Diﬀerences………………………………………………………………………………… Tomohiro Fujita

10

SR‑3 An Item Analysis of Safety Climate Survey Made Utilizing Item Response Theory…………………………………………………………………………………… Yutaka Nishida18
SR‑4

A study on framework of the safety culture……………………………………………………………………………… Miho Takagi et al.

27

SR‑5 Points of concern regarding information provided about nuclear power generation…………………………………………………………………………………… Mikihiro Tada
32
SR‑6 Change in perception of people towards information about exceeding
40 years of operation for nuclear power plants………………………………………………………………………………… Hideharu Kouzen

50

SR‑7 Analysis of interviews with teachers concerning energy and environmental
education, conducted during school visits to follow up the questionnaire survey……………………………………………………………………………… Kanae Nishino et al.

59

Institute of Nuclear Technology
NT‑1 An axial crack growth prediction procedure initiated at butt welded joint（Growth prediction for surface crack deeper than semi-circularand that retarded at weld fusion line）……………………………………………………………………………… Masayuki Kamaya

66

NT‑2 Inﬂuence of Flow Velocity and Temperature on
Flow Accelerated Corrosion Rate at an Elbow Pipe………………………………………………………………………… Yoichi Utanohara et al.

78

NT‑3 Hardening factors of Neutron-Irradiated Austenitic Stainless Steels…………………………………………………………………………… Katsuhiko Fujii et al.

89

NT‑4 Evaluation of Radiation-induced Microstructural Change by Nonlinear Ultrasonic
Method − Microstructural Evaluation in Reactor Vessel Steels under Irradiation −…………………………………………………………………………… Atsuko Kojima et al.

98

NT‑5 Deformation Behavior of Neutron-irradiated Stainless Steel‑ Comparison between Baﬄe Former Bolts and Flux Thimble Tubes ‑………………………………………………………………………… Terumitsu Miura et al.

106

NT‑6 SCC initiation in cold worked Alloy TT690 under simulated PWR primary water…………………………………………………………………………… Takumi Terachi et al.
118
NT‑7 SCC Growth Behavior of Welds and Cast of Stainless Steels in Oxygenated HighTemperature Water ‑ Inﬂuence of Water Chemistry and Test Temperature ‑…………………………………………………………………………… Takuyo Yamada et al.
136NT‑8 Characterization of microstructure in irradiated core internals of French PWRs…………………………………………………………………………………Koji Fukuya et al.

145

NT‑9 Microstructure Analysis for Carbon Steel Irradiated at Low Temperature………………………………………………………………………… Terumitsu Miura et al.

153

NT‑10 Study on Ultrasonic Testing Conditions for an Axial Flaw
in a Taper of an Elbow on Weld Piping……………………………………………………………………………… Ryuichi Ichiki et al.

164

NT‑11 Transient evaluation using EMTP at short-circuit accident of direct current power
supply systems for nuclear power plants…………………………………………………………………………… Yoshio Shimada et al.
173
NT‑12 Plant incident progress scenario analysis for Mihama nuclear emergency exercise of
Kansai Electric Power Co., Inc. 2018…………………………………………………………………………… Ikuo Kawasaki et al.
179

Reference
R‑1
Development of Emergency Response Training Focusing on Non-Technical Skills−（4）Practice Report on ECOTEC-training −…………………………………………………………………………… Masaru Hikono et al.
187
R‑2
A Pilot Study on Support of Potential Risk Awareness
Using Resilience Assessment Grid…………………………………………………………………………… Hiroshi Sakuda et al.

194

Design and trial of human factors training focused on case analysis
R‑3……………………………………………………………………………… Yuko Matsui et al.

202

R‑4
Achievements and Problems Identiﬁed in the Trial Attempt to Activate
Informal Communication in the Workplace……………………………………………………………………………… Manabu Goto et al.

210

R‑5
Questionnaire on the recognition and implementation of energy
and environmental education at schools…………………………………………………………………………………… Noboru Konda

217

R‑6
Trends in Public Opinion Concerning Nuclear Power Generation in the UnitedStates, Europe and Asia after the Fukushima Daiichi Power Plant Accident（4）……………………………………………………………………………………… Shinichi Oiso

223

R‑7
Data for Validation to Improve Fluid-structure Thermal Coupled Simulation Methods
at a Mixing Tee with Upstream Elbow……………………………………………………………………………… Koji Miyoshi et al.
228

Commentary
C‑1
Findings from Studies on Core Fuel Damage and Relocation
under Severe Accident Conditions and Future Research Challenges……………………………………………………………………………………… Koji Nishida

251

C‑2
A Review of Studies on Dynamic Probabilistic Risk Assessment……………………………………………………………………… Takayoshi Kusunoki et al.

262

C‑3
Updated Pit Calculator‑ Simple Evaluation Tool for Water Temperature and Water Level of Spent Fuel Pit ‑…………………………………………………………………………… Chihiro Yanagi et al.

274

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 F‑1

1━━ 巻頭言 ━━「柔らかい専門家」
Flexible Specialists
宮原秀夫（Hideo Miyahara）＊1

最近の情報科学技術の急速な進展は，製造，流通，販売など，我々の周りのあらゆる場面の産業活動はもとより，娯楽や教育などその他のさまざまなサービスの基本構造の変革を促してきました．さらに，人の知的活動や人間関係にも影響を与えるようになってきています．これらの変化はまとめて IT 革命と呼ばれていますが，この IT 革命は，学術分野にもその影響を与えています．IT 革命を促した基礎学問としての情報科学の発展は，自然科
学，社会科学，人文科学の全分野に亘り，新しい研究手法を提供するようになったと言えます．その結果として，既存の各学問分野において新しい知見が得られるともに，行動科学，地球科学，都市科学，生命科学といった総合科学の分野が生み出されてきました．しかし，同時に IT 革命は，その変化が大きいだけでなく，大変な速度で進行しているため，産業はもちろんのこと，政治・経済・
社会・教育・文化などあらゆる領域で，どのようにしてその変化に対応していけばよいのかという問題を提起していることも事実です．
IT 革命によって引き起こされた具体的な問題として，例えば，インターネットによって提供される膨大な情報提供による情報爆発の問題，さらに，提供される情報の信頼性，安全性などに関する問題が指摘されています．そのようなことをうけて，「情報システムは，ほんとうに我々の知的活動を支援しているのか」といった疑問視する声も上がっています．インターネットにおける情報サービス
において，開発当初には予測し切れなかった問題
が引き起こされた例として，出会い系サイトなどに代表される非社会的サービス，インターネット
上のコンピュータウイルス，コンピュータシステ
ムからの個人情報の漏洩，などが挙げられます．
＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 最高顧問
大阪大学名誉教授、元大阪大学総長（一財）アジア太平洋研究所理事・所長

一方で，インターネットは科学技術への貢献はもとより，今や市民生活にとってもなくてはならな
いものになっています．しかし，高齢者や障害者に関する問題，仮想と現実の混同によって引き起こされる問題，育児や教育への悪影響，などを正しく把握し，解決していくことはこれからの大問題とされています．少子高齢化，医療，食料，エ
ネルギーなど現代社会が抱えるさまざまな課題の解決は IT なくしてはあり得ないことも事実です．
また，IT は，このよう社会的なマイナス面の解決
だけではなく，文化・生活の多様性を生み，我々により豊かな知識社会を提供してくれるなどのプ
ラス面の部分にも大いに機能し貢献できると確信します．情報技術の活用により，社会におけるマイナス面を最小に（Minimizing negatives），プラ
ス面を最大に（Maximizing potentials）すること
が，我々に求められています．このような考えのもとに，情報科学を推進するためには，科学者や技術者は，技術が「人間」に与える影響を正しく理解する必要があります．そのためには，技術的な問題だけでなく，社会への影響や心理的要因な
どまで立ち入らなければなりません．明らかにしなければならないのは，将来の技術が，将来の人間に対して，どのような影響を与えるかということです．そのためには，技術発展の流れや，社会システム，人間システムなど関連するあらゆる仕組みをしっかり把握しなければなりません．アセ
スメントを行う専門家には，１つの専門分野にこだわることなく，他の分野とのつながりを理解し，総合的に判断できる能力が求められます．そのような専門家を「柔らかい専門家」と呼ぶとしたら，
柔らかい専門家こそが今社会から求められているのです．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑1

2

テキストデータが映し出す「安全」
─ 自由記述の活用 ─“Safety” in Text Data: Utilization of Text Data of Free Answer Questions
藤田智博（Tomohiro Fujita）＊1

要約
安全を確保するうえで，工学的・技術的要因のみならず，人的・組織的要因の重要性が認識されるようになって久しい．安全風土や安全文化といった観点から人的・組織的側面の評価にかかわる調査票調査が実施されてきたが，選択式の質問と比較した際に，テキスト型のデータをどのように活用するのかには課題が残っていた．そこで，調査票調査から得られた自由記述デー
タについて，職場の評定の高低と関連させて分析した．職場の評定については，管理者のマネジ
メント，意見の言いやすさ，チームワークの３つの軸を取り上げた．分析の結果，職場への低い評定が，自由記述の平均的な文字数の多さと関連していることが明らかになった．加えて，職場の高い評定や低い評定においてのみ登場する特徴的な語があり，高い評定の場合，「常に」といった言葉が頻繁に使われるのに対し，低い評定の場合，必ずしもそうではなかった．それゆえ，調査から得られた自由記述には一定の傾向があり，回答者の職場の評価との関連がみられるといえる．調査票調査が組織におけるリスク情報の発見に寄与する側面があるならば，自由記述にも選択式の設問では得られないリスクにかかわる情報が含まれていると考えられる．
キーワード

安全

自由記述

テキストデータ

評定

Abstract
It is important to consider not only technological aspects, but also human ororganizational aspects in order to realize workplace safety. Surveys targeted on some workplaces
have been employed for evaluation of such aspects of human or organizational factors in safety
climate and safety culture research. These surveys have included not only items measured
by the Likert scale but also some free answer questions. There is a need for exploration of
an interpretation method for text. Then, this paper focused on the words of text retrieved bysuch surveys, and analyzed associations between the words and the respondentʼs rating of
their workplace by using quantitative content analysis software. As a result, it was seen that a
respondentʼs lower score was associated with more words or text in free answer questions. In
addition, some words, for example “always”, were associated with a higher score, while some otherwords were related to a lower score. Therefore, text or words include some useful information
to discover a tendency in respondentʼs evaluations of organizational aspects and workplaces.
Keywords

safetyfree answer question

text data

1. はじめにrating

縮小する要因も含まれている．
これらの点が認識されるきっかけになったのが原子力にかかわる施設の安全性を確保する上で，1986 年にチェルノブイリ原子力発電所で起きた事

設備や機器といった技術・工学的側面ばかりではな故であろう．安全文化の欠如が指摘され＊ 2，それ以く，ヒトや組織といった人的・組織的側面の重要性

降，組織的な要因の重要性が幅広く認識されるようが認識されるようになって久しい．ヒトや組織にはになっていった（Reason，1997; 原子力安全システ

大小さまざまな規模の事故を引き起こしうる要因がム研究所社会システム研究所編，2019）．それゆえ，

含まれていると同時に，事故の抑止や被害の規模を

安全文化の醸成という観点から，人的・組織的側面＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所＊ 2 安全文化という概念は IAEA（1991）にさかのぼる．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑1のリスクを低減させていく試みが実施されるととも

3

2.2 応用の方向性＊3に，その評価手法や評価ツールも開発されてきた ．
そして，2011 年の福島第一原子力発電所事故を経本稿においても，この方針を継承しつつ，職場のた現在においても，人的・組織的側面からリスクを評定にかかわる選択式の設問とかかわらせて自由記低減していくアプローチの意義は大きい＊ 4．

述データの分析を行う．

既に先行研究でいくつかの整理がなされているよ

職場の評定はしばしば職場風土や安全風土といううに，安全文化の評価にはいくつかのアプローチが概念によって測定されてきた．組織に対する組織ある（竹内，2012）．いわゆるアンケートと呼ばれ成員によって知覚された特性を組織風土と呼ぶが＊5るような調査票を用いた調査も活用されている ．

（Drexler，1977），その概念が安全面にも拡張され，それらのアンケートや調査から得られたデータの有安全風土という概念が提唱された（Zohar，1980）．

効な活用は，安全文化の醸成に資するという観点か

そして，これらの概念と研究は原子力産業においらも模索していく必要があり，得られたデータにつても応用されている（福井，2012; 福井・吉田・吉いて，多角的な分析を行うことは，知見を深化させ

山，2001）．また，安全風土の概念は，安全にかか＊6るという意味においても重要だろう ．

わるパフォーマンスとの関連が明らかにされてきた

本稿では，原子力にかかわる事業所を対象とした（Zohar，2000，2002）．それゆえ，しばしば安全風

調査票調査のうち，これまで体系的な分析が必ずし

土や職場風土という概念が指示する職場の評定の高も行われてこなかった安全文化にかかわる自由記述

低との関連が，自由記述のテキストにも反映されてデータを取り上げ，選択式の調査項目との関連を分いるのではないかと予測される＊ 7．

析する．自由記述のデータは，言葉であるために，
数値データと比較して，体系的な分析の適用が容易

3. 使用するデータと分析方法ではなかった．しかし，近年，テキストマイニングと呼ばれているような計量的な分析手法の開発や普3.1 使用するデータ

及が進んでいる．本稿でも，質的なデータに対する計量的な手法の適用を試みる．

2018 年５月から９月にかけて，国内の原子力関連事業所の従業員を対象に実施した調査票調査の2. 先行研究

データを用いる．回答者に自由回答を求めた際の設問のワーディングは「安全文化について，日頃感じ

2.1 調査票調査における自由記述ていることがありましたら，
自由にご記入ください」というものである．およそ２万５千人の回答者のう

選択式の設問を含む調査票調査においては，選択

ち，記載があったのは 6104 名である＊ 8．

肢はなるべく相互排他的に網羅的に設計するのが原

自由記述は文章であるため，それらを最小単位の則であろう（丹野，2015; 轟・杉野，2017）．ただ，語に分解し，その頻度を数える必要がある．ここ

選択式の設問では不十分な側面がある場合に，回答

では，KH Coder（樋口，2014）を用いて分解・カ者に自由に回答を求める質問が用いられ，その手法

ウントしている．なお，語を分解・抽出する際には自由回答法と呼ばれている（立脇，2015）．実際，

は，一部の語についてタグをつけて指定を行って自由回答法から得られた自由記述の活用の方途としいる＊ 9．

て，選択式の設問では十分に把握できない側面を補うというアプローチが考えられる（樋口，2017）．

＊ 3 安全文化と安全風土という概念の異動に注目しつつ，議論を整理したものとして西田（2017）がある．
＊ 4 たとえば，IAEA（2016）の議論があげられる．
＊ 5 それゆえ，測定論は無視しえない重要性を有する．その点に言及しているものとして，たとえば , Flin, Mearns, OʼConnor, &Bryden（2000），Guldenmund（2007）等がある．
＊ 6 そのような試みの例として，藤田（2018），西田（2018）等がある．
＊ 7 具体的な先行研究の例として，工藤（2015）がある．
＊ 8 「特に無い」等の，安全文化とは直接かかわりのない回答のみが得られた場合については分析から除外している．また，自由記述の回答率が低くなることは他の研究においても指摘されている（工藤．2015）．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑1

4

3.2 頻出語言葉

頻出語の上位 30 語について，集計単位を回答者としてピックアップした結果が表１のようになる．
回答者のおおむね 40% が「安全」や「安全文化」

表１

頻出語と出現確率（%）

頻度

確率

言葉

頻度

確率

安全

2540

41.6

現場

569

9.3

安全文化

2473

40.5

実施

569

9.3

思う

2113

34.6

常に

563

9.2

といった言葉を使用している．他方で，頻出語の

感じる

1945

31.9

多い

542

8.9

15 位以下の言葉は出現確率が 10% を下回っている．

考える

1626

26.6

継続

488

8.0

抽出された言葉・語自体は 1000 以上あることから，

業務

1466

24.0

活動

488

8.0

回答者間の多様性がうかがえる．

意識

1319

21.6

日々

478

7.8

必要

1237

20.3

対応

472

7.7

重要

826

13.5

向上

460

7.5

醸成

810

13.3

持つ

458

7.5

職場

764

12.5

時間

441

7.2

行う

675

11.1

改善

433

7.1

優先

651

10.7

メント（３項目），職場のコミュニケーションにか

取り組む

427

7.0

作業

614

10.1

教育

415

6.8

かわり意見の言いやすさ（３項目），職場のチーム

原子力

601

9.8

自分

414

6.8

3.3 職場の評定
職場の評定の高低にかかわる指標として，福井（2012），藤田（2018）等を踏まえ，管理者のマネジ

ワーク（４項目）にかかわる質問項目を取り上げる．
以下では，自由記述との関連の分析に際し，これらを高群と低群に再分類して用いる．

ネジメントとチームワーク），0.62（意見の言いや

探索的因子分析を実行した結果を表２に示した．
因子負荷量は小さくなく，クロンバックの Į 係数もすさとチームワーク）であり，弱くない相関がある
ことがうかがえた．

0.8 を上回っている．それぞれについて，質問数で除した後に，回答者を高群と低群に割り当てた．ま

4. 結

果

た，これらはそれぞれ相関していると考えられることから，二値のカテゴリカル変数とみなして相関係

結果について，平均文字数の比較（4.1.），具体的数を算出したところ，それぞれ 0.59（管理者のマネな言葉との関連の分析（4.2.），
具体的な記述例（4.3.）

ジメントと意見の言いやすさ），0.56（管理者のマからふりかえる．

表２
管理者のマ
ネジメント
（Į=0.84）
意見の言いやすさ（Į=0.83）

チーム
ワーク（Į=0.88）＊9

因子分析から得られた因子負荷量

安全の取り組みに対する幹部の熱意・意気込みが伝わってくる

0.83

‑0.02

0.01

幹部は，安全上の問題がないか現場に出向いて注意を払っている

0.75

0.00

-0.01

安全に対する姿勢や取り組みを幹部は認めてくれる

0.76

0.06

0.03

あなたの職場では，安全について難しいことも話し合うという雰囲気がある

0.02

0.73

0.05

あなたの職場では，事故や安全性の問題が率直に話し合われている

‑0.03

0.89

‑0.01

あなたの職場では，安全性・作業性向上に役立つ改善提案が提起されている

0.09

0.65

0.04

あなたの職場の仲間はチームワークがとれている

‑0.05

0.05

0.83

あなたは今の職場の仲間の一員でいたい

0.04

‑0.07

0.85

あなたの職場では，お互いがベストをつくすように励まし合う

0.02

0.03

0.82

あなたの職場の仲間は，業務上のことで必要なとき，あなたを助けてくれる

0.01

0.06

0.68

語は何も指定しなければ，最小単位に分解してカウントされる．たとえば，「安全」と「文化」という語は個別にカウントされる．その場合でも，これらの語は連続して用いられる頻度が高いゆえに，共起関係にあることが見落とされるわけではない．しかし，本調査対象者においては，「安全文化」という概念が人口に膾炙しており，「安全文化」という一つの語として抽出したほうが適切であると考えられるため，そのように前処理を行い，それを可能にするタグをつけて分析している．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑1

4.1 平均文字数の比較

表３
言葉

自由記述の文字数について，平均値を比較した結果が図１になる．この結果からうかがえるように，管理者のマネジメント，意見の言いやすさ，チー
ムワークのすべてにおいて高群で文字数が少なく，統計的検定を行った結果も 0.1% 水準で有意である．
すなわち，職場への評定が必ずしも良くない回答者
において，自由記述の記載文字数は多くなっている
傾向があり，約 10 字から 20 字程度多い．

図１

平均文字数の比較と平均値の 95% 信頼区間

4.2 言葉との関連の分析
続いて，職場の評定の高低と特定の言葉の出現頻度との関連を確認していく．関連の仕方には３パ

5

管理者のマネジメントの評定と頻出語の出現確率（%）
高群

安全

41.3

安全文化

42.7

低群
42.3
>

36.4

＊＊＊

思う

35.0

感じる

30.7

<

34.0

33.9
＊＊

考える

27.9

>

24.3

＊＊

業務

24.1

意識

24.8

必要

20.1

重要

23.9
＊＊＊

>

15.7

15.3

>

10.1

＊＊＊

醸成

14.3

>

11.3

＊＊

職場

13.2

>

11.2

＊

行う

11.7

>

9.9

＊

優先

9.9

<

12.1

＊＊

20.5

作業

9.6

11.0

原子力

10.4

8.8

現場

7.8

実施

9.1

常に

11.8

>

4.3

＊＊＊

多い

6.8

<

12.9

＊＊＊

継続

9.3

>

5.6

＊＊＊

活動

8.6

>

6.9

＊

日々

9.0

>

5.5

＊＊＊

対応

6.9

<

9.2

＊＊

向上

7.8

持つ

8.2

>

6.1

＊＊

時間

5.9

<

9.7

＊＊＊

>

4.8

改善

7.0

取り組む

8.2

<

12.2

＊＊＊

9.7

7.0

7.2

教育

6.9

6.5

ターンあることが想定される．まずは，高群におい

自分

6.7

6.9

てのみ頻度が高い語である．続いて，どちらの群に＊ p < 0.05, ＊＊ p < 0.01, ＊＊＊ p < 0.001＊＊＊

おいても頻度が同じような語である．最後に，低群においてのみ頻度が高い語である．

れらのうち，「安全文化」
，
「意識」
，
「重要」
，
「常に」

そこで，頻出 30 語について，高群と低群で出現は，高群において低群よりも多く用いられている．

割合が異なるかどうかを分析した．表３（管理者の「安全文化」という語であれば 6.4 ポイント，「意識」

マネジメント）から表５（チームワーク）までがそという語であれば 9.1 ポイント，「重要」という語でれらの結果であり，評定の高群と低群で５ポイント

あれば 5.2 ポイント，「常に」という語であれば 7.5以上の差がある場合，グレーで色づけしている．まポイントの差で，高群でよく用いられている．

たそれらの表に基づき，３つの図を作成し，付録に逆に，低群において多く用いられているのが，記載した（図２から図４）．表にはカイニ乗検定の「多い」という語であり，高群と 6.1 ポイントの開き

結果も記載している．

がある．

まず，表３において，高群と低群で５ポイント以同様の傾向は，意見の言いやすさ（表４）やチー上の差がみられる語を取り上げるならば，「安全文

ムワーク（表５）においてもみられる．
「意識」
「
，常

化」
，
「意識」
，
「重要」
，
「常に」
，
「多い」である．こに」という語は，意見の言いやすさの評定の高群にINSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑1

6

表４

意見の言いやすさの評定と頻出語の出現確率（%）

言葉

表５

高群

低群

チームワークの評定と頻出語の出現確率（%）

言葉

高群

低群

安全

42.5

>

39.5

＊

安全

42.0

安全文化

41.4

>

38.6

＊

安全文化

41.8

思う

34.6

34.6

思う

34.0

35.9

感じる

31.3

33.0

感じる

31.6

32.3

考える

28.1

考える

27.6

業務

23.6

業務

23.4

意識

23.1

>

23.3

＊＊＊

24.9
>

17.8

＊＊＊

意識

23.3

必要

20.3

必要

20.0

重要

14.7

>

11.0

＊＊＊

重要

醸成

14.0

>

11.7

＊

職場

12.9

行う

11.8

優先

10.3

作業
原子力

40.8
>

>

37.8

24.7

＊＊

＊

25.2
＊＊＊

>

18.5

15.1

>

10.2

＊＊＊

醸成

14.1

>

11.5

＊＊

職場

12.5

行う

11.8

11.4

優先

10.6

10.4

9.4

作業

10.3

9.6

9.8

10.0

原子力

10.2

9.2

現場

8.9

10.3

現場

8.7

実施

9.4

9.1

20.1

11.6
>

9.4

＊＊

20.7

12.6
>

9.6

＊

10.8

<

10.6

＊

実施

9.1

9.8

常に

11.1

>

5.4

＊＊＊

常に

10.8

>

5.7

＊＊＊

多い

7.4

<

12.1

＊＊＊

多い

7.3

<

12.2

＊＊＊

継続

8.9

>

6.1

＊＊＊

継続

9.3

>

5.0

＊＊＊

活動

8.5

>

6.9

＊

活動

8.5

>

7.0

＊

日々

8.8

>

5.7

＊＊＊

日々

9.0

>

5.4

＊＊＊

対応

7.8

対応

7.1

<

9.1

＊＊

向上

8.1

向上

8.2

>

6.2

＊＊

持つ

7.8

持つ

7.7

時間

6.5

時間

6.5

<

8.8

改善

7.2

取り組む

8.0

>

4.7

教育

6.9

6.6

自分

6.6

7.1

7.7
>

6.3

＊

6.8
<

8.8

＊＊

6.8
>

4.7

＊＊＊

7.1

改善

6.9

取り組む

8.1

教育

6.6

7.2

自分

6.6

7.1

＊＊

7.4

＊ p < 0.05, ＊＊ p < 0.01, ＊＊＊ p < 0.001＊ p < 0.05, ＊＊ p < 0.01, ＊＊＊ p < 0.001

おいて５ポイント以上高く（表４），「常に」という

4.3 具体的な記述例＊＊＊

言葉はチームワークの評定の高群において５ポイン
ト以上高い（表５）．

さらに，職場の評価と関連する語を含む自由記述

これらの結果から，職場の評価からまったく独立が具体的にいかなるものかを確認する．ここでは高して言葉が用いられているわけではなく，職場の評

群と低群とで差が５ポイント以上みられている「常価と用いられる語が相互に関連していることがうかに」という言葉に着目し，具体的な記述を取り上げ

がえる．

た（表６）
．当然，低群においてこれらの語を用いている回答者も存在するものの，特徴を明確にする
ために，ここでは高群の記述を取り上げる．
これらの記述から示唆されるように，安全文化の理念的な側面に言及されていることがうかがえる．
また，「意識」や「継続」（表３，表４，表５から，

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑1

表６
評定

安全文化に関する具体的な自由記述の例

言葉

原子力安全を達成するためには，常に意識して行動することが大切である．細かいことにこだわると，大切なものが見えなくなるのではないかと危惧している．
安全文化醸成活動と QMS 活動はリンクしており，共に建設的な取組が「原子力安全」につながると考える．安全文化の取組に終わりはなく，常に前進するのみ
で，歩みを止めた段階で劣化が始まると
考える．
常に

5. 議論

具体的なフレーズ
問いかける姿勢，不適合管理，PDCA を常に意識し，継続こそ最も重要な課題．

高群

7

安全文化の基本は安全は全てに優先するということだと思っています．また，業
務のルーティン化は効率化につながる反面，安全に関する意識の低下につながる可能性があり，常に仕事の進め方を見直して行く必要があると感じています．
安全文化については今が完璧と思ってし
まうと，その時点から陳腐化してしまう
ので，常に向上心を持って取り組むといった意識が必要．また，トラブルについてはその時いた人と，そうでない人の意識の差がどうしても出てしまう．過去のトラブル事例について気軽に座談会をする等してその差が埋められれば良いなと感じます．

以上，本稿では，安全文化の調査票調査にかかわり，自由記述の分析を行ってきた．その結果，次のような傾向が明らかになった．
まず，用いられる語が多様であることを確認した．
安全文化にかかわり，回答者間で用いている語のば
らつきは大きい．それは，当然，自由記述のワーディ
ング，調査の設計にも依存すると考えられるが，用いられる語の多様さはその活用にも困難をもたらす．なぜならば，多様であれば，効率的な対処が難しくなり，その記述のすべてに丁寧に対応する時間が足りなくなってしまうからである．
そこで，職場の評定にかかわる数値データと自由
記述との関連を分析したところ，文字数，用いられる語といった点において相違がみられた．低群は高群より，自由記述の文字数が多い．また，記述の内
容は，職場の評定の高群が，安全文化にかかわる理念的な側面への言及によって特徴づけられるのに対し，低群は，理念的というよりは具体的な問題への記述によって特徴づけられる．それゆえ，長い自由
記述や具体的な問題点を含んでいる自由記述には，
職場を改善していくためのヒントが含まれていると考えられる．
組織が大きくなればなるほど，組織全体を見渡す

約 3~4 ポイント高群で高く，よく用いられている）

ことは容易ではなくなり，円滑なコミュニケーショ

といった高群を特徴づける語も共に用いられているンによって情報を伝達し，リスクを低減していく実

ことがうかがえる．

践が求められるだろう．アンケートと呼ばれるようそれに対して，低群の場合はどうかというと，低な調査票調査の活用には，既存の取り組みの評価と群を特徴づけるのは，たとえば，「現場」（表２）や，

今後の計画の策定という二つの側面があると考えら「多い」（表３，表４，表５）といった言葉であった．

れる．そして，安全文化にかかわる調査票調査もそ

そこで，それらの語を含むフレーズ・文章についのプロセスにかかわるとするならば，選択式の設問て確認すると，「現場が伴っていない」，「現場出向と同様，自由記述には見落としかねないリスク情報にあまりいけない」，「現場仕事をしていると，仕事が含まれている可能性がある．本稿では，その一つを完遂することに集中してしまう」，「手間をかけなの筋道を示したが，テキストデータの活用やそこかければいけないことが多い」「，業務量が多い」といっら得られた知見の深化は，多様な分析の技法の適用た記述が見つかる．これらのことから，安全文化にも含め，さらなる探究の余地があることから，今後かかわり，（回答者のおそらくは職場を念頭におきの研究によってさらに発展していくと考えられる．

ながら）具体的な問題点に言及していることが示唆
される．

謝

辞

まとめるならば，回答者の職場の評定が比較的高い傾向にある場合，安全文化にかかわる理念的な側

本 稿 の 調 査 と 分 析 は， 原 子 力 安 全 推 進 協 会面に言及しており，逆に低い傾向にある場合，具体（JANSI），各事業所のご協力によって可能になりま的な問題に言及している傾向があると考えられる．

した．感謝を申し上げます．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑1

8zational accidents. Ashgate.（ リ ー ズ ン，J．

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INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑1

付

録

図２

管理者のマネジメントの評定と頻出語の出現確率（%）

図３

図４

意見の言いやすさの評定と頻出語の出現確率（%）

チームワークの評定と頻出語の出現確率（%）

9

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑2

102010 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 ─
Job Attitudes of Employees in the Nuclear Energy Industry and Organizationsin the 2010s: Focusing on the Generation Diﬀerences
藤田智博（Tomohiro Fujita）＊1

要約
2010 年代に日本の原子力を取り巻く環境は大きく変化した．本稿では，このような状況において，原子力に携わる従業員の仕事にかかわる意識がどのように変化したのかを世代差に着目して明らかにするものである．仕事の意識としては，仕事継続意思，達成感，誇りを取り上げた．
そして，2009 年から 2018 年において実施された４時点の調査について，これらの意識のトレンド
を世代差に着目して分析した．結果として，震災を前後する意識の変化は大きなものではないものの，次のような傾向が確認された．すなわち，仕事継続意思については，やや落ち込みが見られた震災直後と比較して回復傾向であったものの，世代差はやや拡大傾向であることが明らかになった．また，達成感と誇りについては，震災直後よりも 2015 年にやや落ち込み，その水準がそのまま継続している傾向にあり，世代差は仕事継続意思ほど明確ではなかった．仕事への意識を
良好なものにするうえでは，とりわけ仕事を行う上での目標の変化等にさらされる若年層を念頭におきつつ，達成感や成長を実感できる機会を確保していくことが引き続き重要である．
キーワード

原子力

仕事

世代

トレンド

Abstract
The situation of the domestic nuclear energy industry and its organizations in
the 2010s has changed when compared to that before the Tohoku earthquake, tsunami andsubsequent nuclear power plant accident in 2011. This paper examines the trends of employeesʼ
job attitudes in the 2010s and focuses on generation diﬀerences. Three aspects of job attitudes
were analyzed which included an organizational commitment, a sense of accomplishment on
ﬁnishing tasks, and a pride in being a member of oneʼs present workplace. The cumulative
data of surveys carried out in 2009, 2012, 2015 and 2018 in the nuclear energy industry and its
organizations were used. The regression analyses of cumulative data showed that organizational
commitment became reactivated after the 2011 accident, but this tendency was only apparent
among middle aged employees, so generation diﬀerences existed. A sense of accomplishment and
pride in being a member of oneʼs present workplace were a little lower in 2015, but generation
diﬀerences were not so apparent. Therefore, it remains important to provide opportunities
especially for younger employees to experience personal growth through doing their jobs andto feel a sense of fulﬁllment in order to achieve better job attitudes in the present workplaceatmosphere.
Keywords

nuclear energy

job

generationtrend

1. 問題設定

りわけ，原子力発電所の運転停止によって，仕事から成長や達成感を得られる機会が減少しているので本稿の目的は，日本の原子力を取り巻く環境が大きく変わった 2010 年代において，原子力産業従事はないかと予測される若年層と中高年層の世代差に着目したトレンドの分析を行う．

者の仕事に対する意識がどのように推移したのか2010 年代に原子力を取り巻く環境は大きく変化

を，震災前から震災後へと至る複数の時点の調査したといってよい．2011 年の東日本大震災とそれデータの分析を通して明らかにすることにある．とに続く福島第一原子力発電所での事故後，国内の原＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑2

子力発電所はすべて停止することになった．
その後，

11

ればならないだろう．

新規制基準が施行され，審査の後，運転を再開した

たとえば，リーダーシップはその重要な要素の一発電所がある一方，廃止措置が進められることが決つである．原子力に限定されない一般的なリーダー

まった炉もある．

シップ研究を参照するならば，業績の達成のみなら

エネルギー政策に目を転じるならば，福島第一原ず，人間関係への配慮ができるリーダーにおいて，子力発電所の事故の反省を踏まえると同時に，温室

部下の仕事の満足や精神衛生に好影響を及ぼすこと

効果ガスを削減し，脱炭素化を進めていく必要性か＊2．
が明らかにされている（三隅，1992）

ら，エネルギー選択基準はかつてとは同等ではなくまた，仕事への意識は必ずしも一元的ではなく，なっている．
また，世論という観点からは，震災以降，二元的であることが示唆されている．たとえば，批判的な方向へ転換している（北田，2014，2015）．

給与や対人関係は仕事の不満を低減するのに対しこれらの原子力を取り巻く環境の変化が，原子力て，達成や承認は仕事の満足を高めるとしている

産業や原子力に携わる人々の仕事にかかわる意識に（Herzberg，1966）＊ 3．ここからは，仕事において影響を及ぼしていたとしても決して不思議ではな

自己をイキイキと発揮し，達成感や成長を実感できい．本稿では，仕事にかかわる意識として，仕事継ることの重要性が示唆されるが，これらの知見と関続意思，達成感，誇りの３つを取り上げ，トレンド連させつつ＊ 4，仕事にかかわる特性として「セルフを分析する．これらの意識は，仕事や会社への満足，

ディレクション」（直井，2007; 吉川，2007）とい精神衛生，近年ではメンタルヘルス（島津，2015），

う概念も提示され，研究が行われている．

会社帰属意識の重要な側面として測定されてきた．
また，ワークモチベーション（池田，2017）といっ

2.2 世代差に着目する視点

た問題とかかわる分野でもある．原子力の仕事を取り巻く環境の変化がこれらの意識に影響を及ぼしているのか否かを改めて検証していく．

本稿では，世代差に着目して仕事への意識のトレンドを分析していく．年齢が高くなるほど会社への帰属意識が高まることが指摘されているが（金城他，

2. 先行研究1995），原子力発電所の運転停止等といった環境の変化に伴う機会の減少は，活躍の機会を縮小すると2.1 仕事と意識との関連の先行研究いう意味において，とりわけ職務経験の浅い若年層
にとって，否定的な影響を及ぼしうるのではないか

仕事と意識との関係については，心理学や社会学と予想される．この点は，世代間の技術伝承といっといった行動科学や公衆衛生分野において研究の蓄た側面ともかかわると同時に，世代は職場の同僚の積があるが，原子力と関連させてまず確認しなけれ安全にかかわる評定に影響を及ぼしていることも明ばならないのは，1986 年のチェルノブイリ原子力

らかにされており（藤田，2017），無視しえない視発電所の事故から得られた教訓であろう．この事故点であると考えられる．

をもたらした要因として，技術・工学的な側面，人的側面のみならず組織的側面の関与が認識されるよ

3. データと分析のモデル

うになった．そして，安全文化という理念が浸透するきっかけとなった（Reason ，1997; 原子力安3.1 使用するデータ

全システム研究所社会システム研究所編，2019）．
2011 年の福島第一原子力発電所事故後においても，使 用 す る デ ー タ は，2009 年，2012 年，2015 年，

人的・組織的側面からリスクを低減していくアプ

2018 年に原子力産業従事者に対して実施した安全

ローチは引き続き重要であり続けている．
それゆえ，にかかわる意識調査から得られたものである．トレ

従業員の仕事にかかわる意識を分析・評価するうえ

ンドを確認するうえでは，各回の調査が比較可能ででも，組織にかかわる要因の重要性は考慮されなけある必要があるが，調査実施手順，対象とする回答＊ 2 同様の知見は，原子力発電所の一般職に適用した研究からも実証されている（三隅他 1994）．
＊ 3 ハーズバーグの研究については野上（2014）も参照した．
＊ 4 関連については直井（1992）
が参考になる．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑2

12者が所属する事業所，年齢構成について大きな変化

え，点数が高いほうが，仕事継続意思があり，達成はない．国内の代表的な事業所を含んでおり（各年感があり，誇りを感じている状態を意味する．

のサンプルサイズはすべて１万人を上回る），トレ

これら三つの意識については，既に相関が高いこ

ンドの把握に十分であると考えられる．2018 年のとを確認しており（藤田，2018），足し合わせて一調査の場合，60 歳以上も調査対象に含めているも次元の意識として分析することも可能であろうが，のの，他の年と比較の基準をそろえるために分析か

ここでは，それぞれの質問項目の意味合いを残し，らは除外している（図１）．

個別に分析することとした．

2009 年と 2018 年を比較するならば，50 歳代の割

変数間の関係をあらかじめ明らかにするために，合が17.3ポイントから28.7ポイントとやや高くなり，仕事継続意思を内生変数，達成感と誇りをそれぞれ

逆に 30 歳代の割合が 31.6 ポイントから 22.3 ポイン

外生変数としたパス解析を実施したところ，どちら

トへとやや低下している傾向がうかがえるものの，のパス係数も有意であり，モデルのデータへの適合

世代差に着目して平均値のトレンドの分析を行うとは悪くない（図２）．仕事継続意思に対しては，という本稿の目的を損なうものではない．

りわけ，誇りが影響を及ぼしていることがわかり，
パス係数は達成感から仕事継続意思の 0.14 と比較して大きい．また，この構造は調査年別に行っても大

2018ᖺ

19.2%

22.3%

29.9%

28.7%

2015ᖺ

20.4%

23.2%

29.9%

26.5%

2012ᖺ

23.8%

26.9%

28.9%

20.3%

2009ᖺ

20.6%

31.6%

30.5%

17.3%

0%

20%

29ṓ௨ୗ

図１

40%

60%

30ṓ௦

40ṓ௦

80%

きな変化がないことを確認した．

㐩ᡂឤ

100%

50ṓ௨ୖ

0.138***

௙஦⥅⥆
ពᛮ
㄂䜚
図２

0.455***

仕事にかかわる意識のパス図

3.3 分析の方法とモデル

各調査年の世代構成（%）

以下では，まず，各回の全体平均に加えて，各年3.2 使用する変数

齢層の平均値を図にプロットし，トレンドを視覚的に確認する．

仕事にかかわる３つの意識（仕事継続意思，達成感，誇り）のワーディングは次のようになる．
まず，仕事継続意識については「あなたは今の会
社をやめてしまいたいと思うことがある」，達成感については「あなたは，今の職場での業務遂行におその後，仕事にかかわる意識の平均値を，調査年と年齢層，そしてそれらの交互作用に回帰させる線
形回帰分析を用いて分析する．ここでは，ある年 tの仕事にかかわる意識とその前の年 t-1 の仕事にか-E（Yt-1）と定式化できるこ
かわる意識の差を E（Yt）

は「あなたは，今の職場で働いていることを誇りにとを利用している．手順は次のようになる．
まず，調査年 t の仕事にかかわる意識の期待値

思っている」と尋ねた．それぞれ，「そう思う」「どE（Yit）は，

いて達成感を味わうことができる」，誇りについてちらかというとそう思う」「どちらともいえない」「ど
ちらかというとそう思わない」「そう思わない」のE(Yit  ȕ0ȕ1Xt （1）

５件法で尋ねており，
５点から１点までを割りあて，というモデルをあてはめて求める．ここで t に含ま最初の項目（仕事継続意思）については，否定したれうるのは，2009，2012，2015，2018 といった調

場合に点数が高くなるように処理している．それゆ

査年である．調査年は一次元の連続変数として扱う

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑2

13

ことも可能であるが，震災前後の変化に照準を合わ上あり，符号が同じであるならば，それは発散するせているため，2012 年を基準とし，2009 年，2015 年，（divergent）トレンドであり，符号が異なるならば，

2018 年のダミー変数（該当する場合に１とコーディ収束する（convergent）トレンドになる（Firebaugh，

ングし，そうでない場合を０とコーディングする変

1992）
．

数）を作成して期待値を求める．すなわち，E(Yit  ȕ0ȕ1 X 09dummy+ȕ2 X 15dummy+ȕ3 X 18dummy（2）というモデルをあてはめればよい．ここで，2009年の期待値はX 09dummyに１を代入し，X 15dummyと X 18dummy

4. 結

果

まず，記述統計を確認し，その後，上の（4）のモデルをあてはめた線形回帰分析の結果を示す．

に０をそれぞれ代入した場合であるので ȕ0+ȕ1，同様に2015年は ȕ0+ȕ2，2018年の期待値は ȕ0+ȕ3で求まり，基準となる2012年の期待値は ȕ0になる．

4.1 記述統計（全体）（2）のモデルでは，世代の差の有無を検証するこ

まず，仕事継続意思について，４回の平均値をプとができないため，上のモデルに年齢層を変数としロットしたのが図３になる．全体の平均値を確認すて加える必要がある．年齢層は先行研究の知見を参ると，2012 年にもっとも低下しており，そこから考として一次元的に 30 歳代を基準として，29 歳以回復し，グラフの形状は右側がやや高い V 字もしく

下に -1，30 歳代を０，40 歳代を１，50 歳代を２とコー

は U 字になっている．それゆえ，震災後にいったんディングする（（3）のモデル）．

低下した意識が回復傾向にあることが見て取れる．

E(Yit  ȕ0ȕ1 X 09dummyȕ2 X15dummy+ȕ3 X 18dummyȕ4Xage（3）

しかし，世代別の平均値と比較するならば，全体平均値と同じような動きをしているのは，50 歳代や 40 歳代であり，30 歳代と 20 歳代はそうではない

そして，（3）のモデルでは，どの調査年においても，ことがうかがえる．加えて，2009年の時点では，
もっ同じような年齢の効果があることを仮定しているた

とも平均値が低い世代とそうでない世代との平均値

め，調査年によって世代の影響が異なるのか否かまの相違はそれほど大きくないものの，2012 年にそでは明らかにすることができない．そこで，年齢との差がやや拡大し，さらに 2015 年，2018 年におい調査年ダミーの交互作用項を考え，次のようなモデても差が縮小していないことがうかがえる．

ルを推定する．
E(Yit) = ȕ0+ȕ1X09dummy+ȕ2X15dummy+ȕ3X18dummy+
ȕ4Xage+ȕ5Xage*X09dummy+ȕ6Xage*X15dummy +（4）

ȕ7Xage*X18dummy（4）のモデルをデータにあてはめることによって，2012 年 30 歳代（ ȕ0）を基準とした際のトレンドを，世代を考慮して明らかにすることができる．
推定された結果については世代にかかわる主効
果の偏回帰係数（ ȕ4）と交互作用項の偏回帰係数（ ȕ5，ȕ6，ȕ7）の大きさと符号の組み合わせによっていくつかのパターンが想定できる．世代の影響がみられないならば（ ȕ4 の大きさが無視しうるほ

図３

仕事継続意思の平均値の変化

ど小さいならば），偶然（coincident）のトレンドである．交互作用効果が見られないならば（ ȕ4 の示したものである．仕事継続意思が回復傾向を示

み有意であり，ȕ5，ȕ6，ȕ7 の大きさが無視しうるしていたのに対し，達成感は 2015 年にやや低下し，ほど小さいならば），世代差は拡大も縮小もしてお2018 年もほぼそのままである．

らず，平行する（parallel）トレンドである．世代（ ȕ4）と交互作用項（ ȕ5，ȕ6，ȕ7）の大きさが一定以続く図４は，同様のプロットを達成感において誇りについて同様の分析結果を示しているのが
図５である．全体平均値は達成感と類似した動きを

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑214を底として，
回復傾向にあるのが見て取れるものの，世代差は 2012 年以降にやや拡大して，そのまま継続している傾向がうかがえる．
達成感については図７，誇りについては図８に示した．どちらも，2015 年にやや低下し，2018 年においてもそこから大きくは回復していない．

図４

達成感の平均値の変化示しているのに対し，世代差は 2009 年と比較して，拡大傾向にあるようにみえる．
達成感と誇りはともに 2012 年の水準よりも 2015
年の水準が低くなっており，その水準が 2018 年も回復していない．

図５

図７

達成感の平均値の変化（電力）

図８誇りの平均値の変化（電力）誇りの平均値の変化

4.2 記述統計（電力）4.3 線形回帰分析（全体）
続いては，電力会社に限定して平均値のプロットを行う（図６）．仕事継続意思については，2012 年

続いて，線形回帰分析を用いた結果を示す．表１から表３の結果からは，全体の変動のうち，世代，
調査年，そしそしてそれらの変動で説明できるのは1% から 2% であることから（表１から表３までの，個人差が大きいことがうかがMultiple R2 を参照）
える．
この点を踏まえたうえで，仕事継続意思の詳細については表１に示した．世代と調査年との交互作用
項が 2009 年に負であり，逆に 2015 年と 2018 年において正であることから，世代差が拡大し，そのまま維持されていることがうかがえる．

図６

仕事継続意思の平均値の変化（電力）INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑2

表１

線形回帰分析（仕事継続意思）
推定値β

（切片）

3.15

＊＊＊

2009 年ダミー

0.20

＊＊＊

2012 年ダミー（基準）─

15

続いて，達成感についても分析を行った（表２）．

標準誤差

達成感は 2015 年ダミーと 2018 年ダミーが負であり，0.01

2015 年以降にやや低下している．ただし，世代と0.02の交互作用項は有意ではないことから，世代差は拡─

大していないと考えられる．

2015 年ダミー

0.07

＊＊＊

0.02

続いて，誇りについても同様の観点から分析を2018 年ダミー

0.16

＊＊＊

0.01

行ったところ（表３），世代と調査年との交互作用

年齢層

0.10

＊＊＊

0.01

‑0.08

＊＊＊

項が 2009 年に負であり，逆に 2015 年と 2018 年にお2009 年ダミー×年齢層

0.01

いて正であることから，世代差が拡大し，そのまま2012 年ダミー×年齢層（基準）──2015 年ダミー×年齢層

0.08

＊＊＊

0.01

2018 年ダミー×年齢層

0.09

＊＊＊

0.01

2

Multiple R

0.02＊ p < 0.05, ＊＊ p < 0.01, ＊＊＊ p < 0.001

維持されている．

4.4 線形回帰分析（電力）
それでは，電力会社に限定した線形回帰分析の結果について確認する．先と同様，全体の変動のう

表２

ち，世代，調査年，そしそしてそれらの変動で説明

線形回帰分析（達成感）
推定値β

（切片）

3.61

2009 年ダミー

0.01

2012 年ダミー（基準）

＊＊＊

標準誤差
0.01
0.01

─

─

できるのは 1% から 2% であり（表４から表６まで，この点でも，個人差が大きの Multiple R2 を参照）
いことがうかがえる
仕事継続意思については，世代と調査年との交互
作用項が 2009 年に負であり，逆に 2015 年と 2018 年

2015 年ダミー

‑0.11

＊＊＊

0.01

2018 年ダミー

‑0.15

＊＊＊

0.01

において正であることから，世代差が拡大し，その

年齢層

0.06

＊＊＊

0.01

まま維持されている．

2009 年ダミー×年齢層

‑0.04

＊＊

0.01

達成感についても分析を行った
（表５）
．
達成感は，

─

世代との交互作用項は有意ではないことから，世代

2012 年ダミー×年齢層（基準）─2015 年ダミー×年齢層

0.00

0.01

差は拡大していない．誇りについても同様の傾向で2018 年ダミー×年齢層

0.01

0.01

ある（表６）．

2

Multiple R

0.01＊ p < 0.05, ＊＊ p < 0.01, ＊＊＊ p < 0.001

5. 議論
以上，本稿では，原子力産業従事者の震災前後の

表３

線形回帰分析（誇り）
推定値β

（切片）

3.79

＊＊＊

2009 年ダミー

0.04

＊＊

2012 年ダミー（基準）─

仕事にかかわる意識について分析してきた．仕事に
標準誤差かかわる意識のうち，世代や調査年によって説明で0.01

きる割合はそれほど大きくなく，震災をきっかけと

0.01

して，仕事継続意思，達成感，誇りといった仕事に─かかわる意識が大きく変わったといえる根拠として2015 年ダミー

‑0.12

＊＊＊

0.01

はやや弱いといえる．依然として個人差が大きいこ2018 年ダミー

‑0.18

＊＊＊

0.01

とを踏まえた上で，次の二つの傾向が指摘できるだ

年齢層

0.08

＊＊＊

0.01

‑0.05

＊＊＊

ろう．

2009 年ダミー×年齢層

0.01

2012 年ダミー×年齢層（基準）──2015 年ダミー×年齢層

0.03

＊

0.01

2018 年ダミー×年齢層

0.04

＊＊＊

0.01

Multiple R2

0.01＊ p < 0.05, ＊＊ p < 0.01, ＊＊＊ p < 0.001

まず，仕事継続意思は回復傾向である．ただし，それを牽引しているのは，40 歳代や 50 歳代であり，世代差は震災を契機にやや拡大し，2015 年以降もそのままで縮小していない．一般に，年齢が若ければキャリアの選択肢の幅も広いと考えられるが，その傾向が震災以前よりも後にやや明確になった可能INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑2

16

性がある．

表４

線形回帰分析（仕事継続意思）電力

第二に，達成感と誇りはやや低下傾向である．世

推定値β

代差については仕事継続意思ほどはっきりしてい

（切片）

3.13

＊＊＊

るわけではない．達成感や誇りは震災直後以上に，2009 年ダミー

0.34

＊＊＊

2015 年以降にやや低下している．原因を一つに絞2012 年ダミー（基準）

─

標準誤差
0.01
0.02
─

り込めるわけではないものの，震災とその後の環境2015 年ダミー

0.07

＊＊＊

の変化がじわりじわりと影響を及ぼしている可能性

2018 年ダミー

0.25

＊＊＊

0.02
0.01
0.02

も否定できない．すなわち，運転停止，新規制基準

年齢層

0.10

＊＊＊

‑0.06

＊＊

の施行，再稼働と廃止措置の決定等，震災後に進行2009 年ダミー×年齢層

している事態が時間の経過とともに個人に重く受け止められるようになっている可能性がある．
先行研究から示唆されるように，若年層に対して成長や達成の機会を確保することは依然として重要であり続けている．それゆえ，2010 年代の原子力

2012 年ダミー×年齢層
（基準）

─

─

2015 年ダミー×年齢層

0.07

＊＊＊

2018 年ダミー×年齢層

0.06

＊＊＊

Multiple R

2

0.02

0.02
0.02

0.02

＊ p < 0.05, ＊＊ p < 0.01, ＊＊＊ p < 0.001

を取り巻く環境の変化は，組織のなかで働く個人にとってはさまざまな目標の変化をもたらしたと考えられる．換言するならば，2010 年代の変化は，成長や達成感の源泉となる機会がそれ以前とは同じではなくなる状況を用意したといえる．それゆえ，そのような中で，変化にうまく適応し，いかにして成長や達成感を得られる機会を確保していくかが重要
である．

表５

線形回帰分析（達成感）電力
推定値β

（切片）
2009 年ダミー2012 年ダミー（基準）2015 年ダミー

標準誤差

3.59

＊＊＊

0.01

0.08

＊＊＊

0.02

─

─

‑0.07

＊＊＊

0.02
0.02
0.01

2018 年ダミー

‑0.06

＊＊＊

最後に，本稿の知見についてはいくつか注意も必

年齢層

0.05

＊＊＊

要である．本稿の分析は複数の事業者・事業所を統2009 年ダミー×年齢層

0.00

合した分析であるため，必ずしも個々の事業者・事2012 年ダミー×年齢層（基準）

業所の傾向と一致しないこともある．しかし，原子2015 年ダミー×年齢層

0.00

0.01

力にかかわる全体のトレンドを把握するうえで有用

2018 年ダミー×年齢層

0.00

0.01

である点に変わりはない．また，仕事継続意思にかかわる点であるが，実際の離職率等を扱っているわ

Multiple R

2

0.02

─

─

0.00

＊ p < 0.05, ＊＊ p < 0.01, ＊＊＊ p < 0.001

けではなく，あくまでもそれにかかわる意識であることも付け加えておきたい．それらの点を明らかにするためには，より詳細なデータとその分析が必要

表６

線形回帰分析（誇り）電力

になる．

謝

辞

推定値β
（切片）

3.74

＊＊＊

2009 年ダミー

0.14

＊＊＊

2012 年ダミー（基準）

─

標準誤差
0.01
0.02
─

本 稿 の 調 査 と 分 析 は， 原 子 力 安 全 推 進 協 会

2015 年ダミー

‑0.08

＊＊＊

（JANSI），各事業所のご協力によって可能になりま2018 年ダミー

‑0.07

＊＊＊

0.02

年齢層

0.09

＊＊＊

0.01

2009 年ダミー×年齢層‑0.03

した．感謝を申し上げます．

2012 年ダミー×年齢層（基準）

─

0.02

0.02
─

2015 年ダミー×年齢層

0.02

0.01

2018 年ダミー×年齢層

0.01

0.01

Multiple R

2

0.01

＊ p < 0.05, ＊＊ p < 0.01, ＊＊＊ p < 0.001

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑2

17

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INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑318

項目反応理論による安全風土調査の項目分析
An Item Analysis of Safety Climate Survey Made Utilizing Item Response Theory
西田

豊（Yutaka Nishida）＊1

要約
組織における安全風土や安全文化の状態を評価する方法として，質問紙によって測定する方法がある．安全風土のような実体のない構成概念を測定しようとするとき，使用する尺度が測ろうとしている対象を安定的に測定可能かどうかを検証しなくてはならない．また，尺度をより良い精度のものに改善しようとするとき，各質問項目がどのような特徴（たとえば項目困難度
や項目識別力）を持っているかを把握しておかなければならない．本研究では項目反応理論を適用し，質問項目の特徴を明らかにするとともに，尺度の精度向上に資するテスト情報量，ならびに項目情報量を求めた．
キーワード

安全風土，安全文化，項目反応理論，項目分析，評価

Abstract
There is a way to assess the safety climate or safety culture conditions inorganizations by using a questionnaire survey. When we try to measure intangible constructs
such as safety climate, we have to make sure that the scale used in the assessment measurement
is reliable. Also, when we try to improve the questionnaire to get better accuracy, we need tounderstand what features（e.g., item diﬃculty and item discrimination）
each question has. In thisresearch, we used item response theory to clarify the features of the questions and to determine
the test information and the item information that contribute to the improvement of the scaleaccuracy.
Keywords

safety climate, safety culture, item response theory, item analysis, assessment

1. はじめに福井 , 2012; 西田 , 2018），属性による影響の程度が事業所間で異なること（藤田 , 2018）が報告されて1.1 安全風土とその測定いる．
物理的な存在ではなく，安全風土のような構成概組織における安全確保のためには設備，機器など

念を測定するためには，正確に安全風土の状態を測技術的要因に加え，人的及び組織的要因のマネジメることのできる尺度が必要となる．例えば，福井ントが重要であることが指摘されている（山本・関（2012）が開発した尺度は，信頼性と妥当性が確認

村 , 2017）．近年の組織における安全意識の高まりされており，測りたいものを安定して測定できる尺にともなって事業者は様々な安全文化醸成活動を実度だと考えることができる．

施し，評価を行っている．

既存の尺度をより精度の高い尺度にしていくため評価法の１つとして質問紙調査による安全文には，測定したい概念と異なるものを測定している

化，および安全風土の状態の測定があり（Zohar,

項目を除いたり，十分な信頼性を持つ尺度にするた1980）， 多 く の 研 究 が 実 施 さ れ て い る（ 西 田 ,め項目を増やしたりといった項目の編集が必要にな

2017）．原子力産業分野でも盛んに安全風土に関する．そのためには，尺度を構成する質問項目が実施

る研究がなされており（福井・吉田・山浦 , 2000;

者が期待するような機能を果たしているかどうかを

福井・吉田・吉山 , 2001; 福井 , 2012），近年では回

確認し，どのような特徴を持っているか把握してお答者の属性に関する回答傾向の違いや（藤田 , 2017;

かなければならない．このような目的のために行わ＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑3

れる統計的な分析を項目分析という．

19

1952; Lord & Novick, 1968; 池田 , 1994）が利用される．海外においては TOEFL をはじめとする試験で1.2 項目分析

広く用いられてきた．日本においては IT パスポー
ト試験，日本語能力試験など用いられることが増え

項目分析は主に２つの観点から行われる．１つはている．項目反応理論の特徴は，回答者集団の性質

項目困難度，もう１つは項目識別力である．従来はには依存しない潜在特性を導入し，項目に関する指回答者の得点（測定値）を真値と誤差の和と考える

標と回答者に関する指標を切り離して推定すること

古典的テスト理論（Lord & Novick, 1968; Novick,にある．

1966）と呼ばれる枠組みで項目分析や信頼性の検討が実施されてきた．

また，古典的テスト理論のもとでは測定の精度が信頼性係数であらわされるが，これは尺度全体の平項目困難度とは，ある項目に回答することの難し

均的な精度を評価する指標であった．しかし，あるさを表す指標である．古典的テスト理論においては尺度がすべての回答者に対して同じ精度を持つわけ

各項目における全回答者の平均得点で評価できる．

ではない．一方，項目反応理論において，測定精度

平均得点が低ければ難しい項目であり，平均得点がはテスト情報量や項目情報量として表現され，尺度高ければ易しい項目と解釈できる．

全体もしくは項目ごとに示すことができる．これら

項目識別力とは，ある項目が，測定している特性の指標は潜在特性を表す連続尺度上の特性との関数の高い人と低い人を識別できるかどうかを表す指標として表現され，特性値がどのくらいの値をとるとである．古典的テスト理論においては項目得点と全きに高い精度で測定が可能であるのかを示すことも項目の合計得点との相関係数で評価できる．これをできる．テスト情報量や項目情報量を用いれば，情項目 - 全体相関，もしくは I-T 相関と呼ぶ．

報量の少ない項目を削ることにより，なるべく測定

信頼性とは，
測定結果の安定性のことを意味する．
同一尺度に対して同一人物が同一条件で回答した場

精度を落とさずに少ない項目数で運用できる短縮版の尺度を構成することが可能になる．

合，同じ得点になるとその尺度の信頼性は高いと考もともと項目反応理論は教育分野における試験なえられる．古典的テスト理論において信頼性は測定

どの２値データ（正答か誤答か）を扱う分析手法で値の分散に占める真値の分散の割合と定義される．

あったが，心理学研究で多用される性格特性や態真値は得られないため推定することになるが，信頼性係数の推定値としてクロンバックの Į（Cronbach,

度などの質問紙尺度から得られる多値データを扱うことのできるモデルも開発されている（Masters,

1951）が使われることが多い（岡田 , 2015; 髙本・服部 ,1982; Muraki, 1992; Samejima, 1969）．現在では組2015）．

織心理測定にも利用され（渡辺・野口 , 1999; 野口・

安全風土調査で用いられた各質問項目がどのような特徴を持っているかの検討を行うことが本研究の渡辺 , 2015），尺度の分析や開発において広く用いられている．

目的である．しかしながら，古典的テスト理論にはいくつか問題点が指摘されている（村木 , 2011）
．

3. 方

法

１つは困難度や識別力といった項目に関する指標
が，回答者集団に依存するという標本依存性の問題

3.1 データである．もう１つは尺度得点などの回答者の特性に安全に関する組織の状態や従業員の意識について関する情報が尺度項目に依存するという項目依存性の問題である．またクロンバックの Į に対しても信尋ねている，2018 年度に実施された質問紙調査の頼性を過少推定してしまうことが指摘されており，

データを用いる．この調査で用いた質問項目は７つ

その使用は推奨されない（岡田 , 2011）．

の下位尺度（本調査では原則と呼んでいる）を含んでおり，全 78 項目である．各原則は「安全最優先

2. 項目反応理論の価値観」「，リーダーシップ」「，安全確保の仕組み」，「円滑なコミュニケーション」，「個人・組織の姿勢」，

近年では古典的テスト理論の問題点を解消した現「潜在的リスクの認識」，「活気のある職場環境」の

代テスト理論と位置づけられる項目反応理論（Lord,

概念を測定するものであり，それぞれが８〜 16 項

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑320

目によって構成されている．各質問項目は「そう思

識別力が Į1=1.02 である項目 ex1 と，困難度が b2=

わない」から「そう思う」の５件法のリッカートス［‑2.00, ‑1.13, ‑0.15, 0.85］，識別力が Į2=4.30 である

ケールによって測定され，１点から５点が付与され項目 ex2 について，各パラメータがどのように解釈されるかを示す．横軸に回答者の潜在特性 ș，縦軸

る．
本研究では，全回答者のうち電力会社に所属しに選択肢 k に対する反応確率の曲線を描いたものを

原子力発電所用の質問項目に回答した 9026 名分の項目反応カテゴリ特性曲線（IRCCC）という（図１）．
困難度パラメータは図１（左）において曲線の横データを分析対象としている．

軸の位置を表すパラメータであり，b12=‑2.11 は選

3.2 分析モデル

択肢１と回答する確率が 0.5 になる特性の位置を，
b13=‑0.63 は選択肢２と回答する確率と選択肢３と項目反応理論には多くの統計モデルが提案されて回答する確率が同じになる特性の位置を，b14= 0.64

いるが，本研究では，順序尺度データに適用可能なは選択肢３と回答する確率と選択肢４と回答する確

段階反応モデル（Samejima, 1969）を用いた．段階
反応モデルでは回答者 j が項目 i に対して，K 個の反率が同じになる特性の位置を，b15= 2.20 は選択肢５

応カテゴリからカテゴリ k と反応する確率 pijk を k 以
上のカテゴリが選択される確率 p ＊ijk と k+1 以上のカ

識別力パラメータは曲線の変化率を表すパラメー
タであり，Į1 の値が小さい項目 ex1 はなだらか山形

テゴリが選択される確率 p ＊ijk+1 の差分によってを描いているのに対し（図１：左），Į2 の値が大き

ൌ

‫ۓ‬
ۖ
ۖ
＊

ൌ

＊

െ

＊



潜在特性値が高くなればなるほど高い選択肢に反ሺ ൌ ͳሻǡെ‫ ͳ۔‬൅ ۖۖ‫ە‬

い項目 ex2 はとがった山形を描いている（図１：右）．

ǡͳሺ ൌ ʹǡ …ǡ ሻǡ

െ

ሺ ൌ

Ͳ

と回答する確率が 0.5 になる特性の位置を意味する．

൅ ͳሻǤ

応する確率が高くなることがわかる．たとえば選択
肢３への回答確率を見てみると項目 ex1 においては潜在特性値が０付近で最も反応確率が高くなっているのに対し，項目 ex2 では ‑0.6 付近で最も反応確率が高くなっている．これは，項目 ex1 よりも項目
ex2 のほうが低い潜在特性値でも回答可能であること表す．

とを意味する．つまり，困難度は回答者の潜在特性

ここで șj は回答者 j の潜在特性を，bik は項目 i において k 以上のカテゴリに回答する困難度を，Įi は項値がいくらであれば，どの選択肢の回答するのかを

目 i が潜在特性値 ș=bik の特性をどの程度識別できる

できる．

示す答えやすさ，答えにくさの指標と考えることがかという識別力を意味する．また，１以上のカテゴ
リが選択される確率は必ず選択されるため p ＊ij1=1，‑2 から 2 の範囲で反応確率が高くなっているのに対

K+1 以上のカテゴリが選択される確率は存在しない

し，項目 ex2 においては ‑1 から 0 の範囲で反応確率

＊
ijK+1

また，項目 ex1 において選択肢３は潜在特性値が=0 としている．困難度パ
カテゴリであるため p
ラメータ bik には順序制約 bi2<bi3<…<biK が課されてが高くなっている．これは識別力が高い項目２のほいる．

とを意味している．つまり，識別力は回答者の潜在うが，回答者の潜在特性値を識別する能力が高いこ

本研究のように回答選択肢が５カテゴリである場
合，それぞれの選択肢が選択される確率は
ൌ

‫כ‬

െ

‫כ‬

ൌ

‫כ‬

െ

‫כ‬

ൌ

‫כ‬

െ

‫כ‬

ൌ

‫כ‬

െ

‫כ‬

ൌ

‫כ‬

െ

‫כ‬

ൌ ͳെ

ൌ

‫כ‬

‫כ‬

െͲ

となる．
，
例として困難度が b1=［‑2.11, ‑0.63, 0.64, 2.20］

図１

項目 ex1 と項目 ex2 の項目反応カテゴリ特性曲線

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑3

特性値の大きさの違いを識別できるかを示す敏感さ

214.2.1 原則１（安全最優先の価値観）の指標と考えることができる．
Q1，Q2 は識別力が高く，困難度が低くなってお4. 結果と考察

り，よく似た特徴を持っている．平均以下の特性値を持つ回答者をよく識別できる項目であると考えら

4.1 潜在特性の一次元性の確認れる．
Q1 あなたの職場では，担当業務が安全最優先

項目反応理論による分析に先立ち，各尺度が測定の方針と矛盾することなく実践されているしようとしている潜在特性が１次元であること確認Q2 あなたの職場では，安全最優先の方針に基した．表 1 に項目間のポリコリック相関行列の固有づいた取り組みの必要な見直しを評価に基値分解により得られた固有値とその寄与率を大きづいて継続的に実施している

い順に５つまで示した．第１固有値の寄与率は 49%

Q7，Q8 は識別力が低く，評定値が潜在特性値に依〜 67% となっており，第２固有値との差も十分に存しにくい項目となっている．

大きく，
１次元性を有していると考えてよいだろう．
表1

各原則の上位５つまでの固有値とその寄与率
固有値

原則 1
原則 2
原則 3
原則 4
原則 5
原則 6
原則 7

第1

第2

第3

第4

第5

3.95

1.24

0.80

0.57

0.48

49.39%

15.47%

10.03%

7.12%

5.98%

6.67

0.94

0.47

0.43

0.34

66.65%

9.39%

4.70%

4.34%

3.36%

4.09

1.07

0.70

0.52

0.48

51.13%

13.41%

8.70%

6.54%

6.06%

6.64

0.91

0.81

0.67

0.59

55.29%

7.56%

6.76%

5.58%

4.89%

9.83

0.80

0.75

0.70

0.57

61.41%

4.99%

4.70%

4.38%

3.58%

5.51

0.83

0.62

0.53

0.41

61.20%

9.22%

6.88%

5.94%

4.60%

7.83

1.28

1.25

0.70

0.59

52.19%

8.55%

8.36%

4.64%

3.91%

Q7 あなたは，自分が担当している業務・設備で，発電所の安全性に影響する弱み・課題について十分に説明できる
Q8 あなたは，発電所で起りうる事故の中で安全上の最悪のシナリオを他者に十分に説明できる

4.2.2 原則２（リーダーシップ）
すべての項目で高い識別力となっている．特にQ16，Q17 が高くなっている．
Q16 安全に対する姿勢や取り組みを発電所の幹部は認めてくれるQ17 安全に対する姿勢や取り組みを直属上司は認めてくれる4.2.3 原則３（安全確保の仕組み）
Q22 は識別力の高い項目となっている．

4.2 項目パラメータの推定値

Q22 あなたの職場では，業務遂行に必要な規則やルールが，タイムリーに更新されている各原則に含まれる項目を用いて，項目パラメータ

一方，Q21，Q25 は低めの識別力となっている．特を周辺最尤法によって推定した．パラメータの推定に Q25 は特性値が低くても高い評定値をつけやすい

値を表 2 に示す．各原則を見ると困難度の平均値が基礎的な項目であると考えられる．

負の値になっており，平均的な潜在特性値よりも低い値を持つ回答者に対して有効な尺度になっており，高い潜在特性値を持つ回答者に対しては充分とは言えない．
以下，原則ごとに特徴的な項目を概観する．

Q21 あなたは自分の職務の責任範囲がはっきりしていないと思う（逆転項目）
Q25 あなたの職場では，手間のかかる規則・ルー
ルよりも容易な方法を選択する場合がある（逆転項目）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑3

22

表２
困難度

原則１

1

2

3

4

Q1

‑2.66

‑2.25

‑1.68

‑0.13

Q2

‑2.91

‑2.30

‑1.52

Q3

‑2.26

‑1.61

‑0.57

Q4

‑1.63

‑0.63

Q5

‑2.62

Q6

‑2.61

Q7
Q8

識別力

情報量
値

比率

2.82

7.80

20.2%

0.10

3.05

9.63

0.95

1.92

5.27

0.36

1.97

1.20

‑1.92

‑0.99

0.80

‑1.75

‑0.70

1.17

‑4.49

‑2.96

‑1.20

1.65

‑4.08

‑2.63

‑1.10

1.53

項目

困難度
1

2

3

4

Q39

‑2.63

‑1.79

‑0.87

0.91

25.0%

Q40

‑3.64

‑2.18

‑0.64

13.7%

Q41

‑2.89

‑2.20

‑1.22

2.82

7.3%

Q42

‑2.79

‑2.11

1.63

4.23

11.0%

Q43

‑2.75

1.44

3.73

9.7%

Q44

‑2.89

0.98

2.69

7.0%

Q45

6.2%

0.93

2.39

平均

‑1.21

1.75

4.82

SD

1.62

0.75

2.46

識別力

情報量
値

比率

2.00

5.79

5.2%

1.58

1.22

3.46

3.1%

0.57

1.99

5.70

5.1%

‑1.14

0.61

2.34

7.07

6.4%

‑1.84

‑0.62

1.05

1.75

5.01

4.5%

‑2.05

‑1.08

0.66

2.28

7.05

6.3%

‑2.84

‑2.07

‑1.06

0.68

2.40

7.50

6.8%

原則

項目

各原則における項目パラメータ推定値と項目情報量

Q46

‑2.72

‑2.00

‑1.11

0.56

2.37

7.14

6.4%

Q47

‑2.48

‑1.57

‑0.62

1.16

2.30

7.19

6.5%

5

Q48

‑2.34

‑1.35

‑0.31

1.42

1.95

5.82

5.2%

Q49

‑2.69

‑2.05

‑1.16

0.46

2.81

8.89

8.0%

Q9

‑2.50

‑1.87

‑1.03

0.58

2.16

6.08

8.3%

Q50

‑2.69

‑1.94

‑0.95

0.75

2.65

8.54

7.7%

Q10

‑2.90

‑2.42

‑1.50

0.05

2.65

7.89

10.7%

Q51

‑2.21

‑1.29

‑0.37

1.30

1.96

5.68

5.1%

Q11

‑2.77

‑1.98

‑1.07

0.73

2.22

6.69

9.1%

Q52

‑2.56

‑1.84

‑0.95

0.79

2.58

8.08

7.3%

Q12

‑2.77

‑2.00

‑1.05

0.68

1.71

4.58

6.2%

Q53

‑2.70

‑1.99

‑0.89

0.79

2.44

7.67

6.9%

原則

Q13

‑2.41

‑1.78

‑0.75

0.77

2.46

7.47

10.1%

Q54

‑2.68

‑1.97

‑0.91

0.82

3.10

10.56

9.5%

Q14

‑2.38

‑1.74

‑0.91

0.65

2.48

7.37

10.0%

平均

‑1.15

2.26

6.95

2

Q15

‑2.48

‑1.88

‑1.15

0.45

2.56

7.48

10.1%

SD

1.37

0.43

1.65

Q16

‑2.54

‑1.97

‑0.96

0.62

2.69

8.36

11.3%

Q17

‑2.66

‑2.15

‑1.25

0.28

3.29

10.61

14.4%

Q55

‑2.78

‑2.06

‑1.10

0.76

1.86

5.19

8.0%

Q18

‑2.64

‑2.13

‑1.12

0.53

9.7%

11.3%

7.14

Q56

‑2.79

‑2.08

‑1.17

0.69

2.40

7.37

‑1.28

2.46

7.37

Q57

‑2.85

‑1.81

‑0.42

1.65

1.29

3.45

5.3%

SD

1.20

0.39

1.47

Q58

‑3.04

‑2.36

‑1.26

0.46

2.98

10.01

15.4%

Q59

‑2.95

‑2.17

‑1.28

0.33

3.04

10.11

15.6%

Q60

‑2.76

‑2.08

‑1.20

0.37

2.90

9.29

14.3%

Q61

‑2.68

‑1.97

‑1.13

0.50

2.88

9.23

14.2%

原則

2.42

平均

Q19

‑2.44

‑1.77

‑0.87

0.75

2.04

5.69

14.1%

Q20

‑2.55

‑1.68

‑0.69

1.10

1.89

5.44

13.4%

Q21

‑2.76

‑1.27

‑0.43

0.99

1.07

2.41

5.9%

Q62

‑2.77

‑1.89

‑0.59

1.28

1.81

5.39

8.3%

原則

Q22

‑2.60

‑1.76

‑0.92

0.78

2.61

8.31

20.5%

Q63

‑2.68

‑1.77

‑0.72

1.12

1.73

4.90

7.5%

Q23

‑2.47

‑1.62

‑0.65

1.07

2.07

6.15

15.2%

平均

‑1.26

2.32

7.22

3

Q24

‑2.35

‑0.85

0.33

1.77

1.24

3.14

7.8%

SD

1.38

0.62

2.39

Q25

‑4.05

‑2.53

‑1.06

0.48

1.07

2.64

6.5%

Q26

‑2.78

‑1.93

‑0.87

1.03

2.16

6.68

16.5%

6

Q64

‑1.79

‑1.22

‑0.33

1.09

2.04

5.46

7.0%

平均

‑1.02

1.77

5.06

Q65

‑1.85

‑1.39

‑0.48

0.75

2.30

6.21

7.9%

SD

1.45

0.54

1.98

Q66

‑2.75

‑1.96

‑0.74

1.05

1.82

5.26

6.7%

Q67

‑2.83

‑1.65

‑0.53

0.74

1.14

2.60

3.3%

‑2.52

‑1.39

‑0.34

0.90

1.43

3.58

5.2%

Q68

‑2.44

‑1.83

‑1.02

0.59

2.62

7.89

10.0%

Q28

‑2.83

‑2.23

‑1.35

0.36

1.93

5.19

7.6%

Q69

‑2.03

‑1.58

‑0.72

0.46

3.19

9.70

12.4%

Q29

‑3.00

‑1.86

‑0.60

0.70

1.45

3.80

5.5%

Q70

‑2.19

‑1.62

‑0.74

0.70

3.11

9.91

12.6%

Q30

‑2.42

‑1.63

‑0.49

1.28

1.70

4.69

6.8%

Q71

‑2.90

‑2.34

‑1.51

0.13

2.30

6.54

8.3%

Q31

‑2.94

‑2.12

‑1.07

1.01

2.07

6.32

9.2%

Q72

‑2.17

‑1.49

‑0.64

1.00

1.60

3.99

5.1%

原則

Q32

‑3.08

‑2.23

‑1.07

0.84

2.01

6.11

8.9%

Q73

‑1.47

0.13

1.38

2.62

0.92

2.02

2.6%

Q33

‑3.44

‑2.77

‑1.76

0.04

2.04

5.88

8.6%

Q74

‑1.93

‑1.01

‑0.03

0.71

1.45

3.21

4.1%

4

Q34

‑2.65

‑2.06

‑1.26

0.36

2.39

6.88

10.0%

Q75

‑3.07

‑2.01

‑0.98

0.06

1.40

3.30

4.2%

Q35

‑2.43

‑1.68

‑0.80

0.93

2.42

7.41

10.8%

Q76

‑2.84

‑1.95

‑0.71

1.29

1.71

4.98

6.3%

Q36

‑2.38

‑1.65

‑0.71

1.04

1.97

5.56

8.1%

Q77

‑3.00

‑1.77

‑0.70

0.83

1.41

3.69

4.7%

Q37

‑3.10

‑2.39

‑1.32

0.50

2.21

6.69

9.8%

Q78

‑3.06

‑1.89

‑0.77

0.59

1.44

3.73

4.7%

Q38

‑2.96

‑2.23

‑1.17

0.61

9.5%

平均

‑0.93

1.90

5.23

SD

1.34

0.66

2.35

2.16

6.49

平均

‑1.28

1.98

5.72

SD

1.37

0.31

1.15

原則

Q27

7

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑3

4.2.4 原則４（円滑なコミュニケーション）
すべての項目で高い識別力となっている．特に

23

4.3 測定の精度
4.3.1 テスト情報量

Q34，Q35 は識別力が高い．
Q34 あなたの直属上司は職場間の連絡をうまくとっている

各原則のテスト情報関数を図２に示す．テスト情報関数は項目情報関数の和であるため，項目数がQ35 あなたの職場では，他部署にまたがる問題

多い原則ほど情報量も多く，測定精度が高くなっの調整や解決が十分になされているていることがわかる．測定の標準誤差の観点から，古典的テスト理論における信頼性係数の .7, .8, .9 は4.2.5 原則５（個人・組織の姿勢）

テスト情報量において 3.33, 5.00, 10.00 に相当するすべての項目で十分な識別力となっている．特にQ49，Q54 が高くなっている．
Q49 あなたの職場では，事故や安全性の問題が率直に話し合われている
Q54 あなたの職場では，安全確保のための意見やアイデアが活かされている

4.2.6 原則６（潜在的リスクの認識）
すべての項目で十分な識別力となっている．特にQ58，Q59，Q60，Q61 が高くなっている．
Q58 あなたの職場の仲間は，能率の良い作業方
法を思いついた場合でも実行する前に安全性を確認している
Q59 あなたの職場の仲間は，作業エリアに危険が存在しないか，事前に確認している
Q60 あなたの職場の仲間は，安全上の問題がな
いか現場に出向いて注意を払っている
Q61 あなたの職場の仲間は，仕事量の多い時期
でも安全性の確保を優先している

4.2.7 原則７（活気のある職場環境）
識別力が高い項目は Q69，Q70 である．
Q69 あなたは今の職場の仲間の一員でいたい
Q70 あなたの職場では，お互いがベストをつくすように励まし合う
一方，Q67，Q73 の識別力が低い．Q73 は識別力が低いが困難度は高くなっている．
Q67 あなたの職場では，個人的な感情や利害を職場に持ち込んでいる人がいる（逆転項目）
Q73 あなたは，これからの人生をあれこれと考えてみて「将来なんとなく不安だ」というような気がする（逆転項目）

図２

各原則のテスト情報関数

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑3

24（Thissen, 2000）．この基準においてはすべての原則で特性値が ‑3 〜 +1 の回答者にとっては充分な精度を持っていると考えてよいだろう．いずれの原則
においても，潜在特性値が ‑2 付近と +1 付近で極値をとっており，このような値の潜在特性値を持つ回答者にとっては非常に有効な尺度になっていると考えられる．また多くの原則で潜在特性値が０付近で
テスト情報量関数が落ち込んでいる．すなわち平均
的特性値を持つ回答者への精度がやや低くなっていることも読み取れる．潜在特性値が２以降では情報量が低下しており，特性値が高い回答者に対してはあまり有効な尺度になっていないことがうかがえる．

4.3.2 項目情報量
項目情報量と項目情報量の合計に占めるその項目の情報量の比率を表 2 に示す．項目に関する精度もテスト情報関数と同じように潜在特性値についての関数で得られるが，ここでは項目情報関数を全区間について積分した値を示している．
項目情報量が低い６項目の項目反応カテゴリ特性曲線を図 3 に示す．原則１の Q7，Q8，原則３のQ21，Q25，原則７の Q67，Q73 など識別力が低い
項目が項目情報量も低くなっていることがうかがえ
る．識別力が低い項目は各原則が測定しようとして

図３

項目情報量が低い６項目の項目反応カテゴリ特性
曲線

いる概念とのズレが生じている可能性が考えられる．しかしながら，識別力が低い項目においても基い信頼性を保ったまま，項目数を減らすことが求め

礎事項の確認を行うような目的であれば必要な項目

られる．

といえる．

実施上の問題から多くの尺度において短縮版が作成されている．近年では項目反応理論を利用した項

5. まとめ

目の選択により短縮版が作成されることが増えている．短縮版作成の方法として因子分析で得られる因安全風土のような，物理的に測定できない構成概子負荷量を基に項目を選択することが多く行われ念を測定対象としている質問紙調査において，使用て い る が（Goetz, Coste, Lemetayer, Rat, Montel,

される尺度の妥当性と信頼性を確保することは何よ

Recchia, Debouverie, Pouchot, Spitz, & Guillemin,りも重要である．本研究では，項目反応理論を用い

2013; 並川・谷・脇田・熊谷・中根・野口 , 2012），て項目分析を行い，今後の調査における尺度項目の並川ら（2012）は因子負荷量に基づく項目選択で改善の基礎となる情報を提供した．

は，項目困難度に関する情報が反映されないことを尺度の項目数を増やすと，尺度の信頼性が増した

指摘し，項目反応理論の利用の有効性を議論していり，測定誤差が減ったりする一方で，回答者の負担る．安全風土の関連では Huang, Lee, Chen, Perry,が大きくなり回答率やデータの質の低下を招いてしCheung, & Wang（2017）は項目反応理論を用いて，まう（Franke, Rapp, & Andzulis, 2013）．この意味

Zohar & Luria（2005）の安全風土尺度の短縮版をで尺度の信頼性と回答者の負担はトレードオフの関

開発している．

係にあるが，調査を実施するうえでは，なるべく高本研究では項目困難度と項目識別力のパラメータ

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑325から，潜在特性値の値によって回答しやすい評定値

logical guidelines is necessary to maintainが項目ごとに異なること，また，潜在特性値の値をvalidity when shortening composite

識別可能かどうかが項目によって異なることが確認

measurement scales. Journal of Clinicalされた．また項目情報量から，どの項目がどの程度

Epidemiology, 66, 710‑718.

尺度の信頼性に貢献しているかを把握することが可

Huang,Y.H., Lee, J., Chen, Z., Perry, M., Cheung,

能になった．さらに，テスト情報量を参照すること

J.H., & Wang, M.（2017）. An item-

により，潜在特性値の値と尺度の信頼性の関係を把

response theory approach to safety climate

握することができる．本研究の結果を参照すること

measurement: The Liberty Mutual Safety

で項目選択が可能になり，少ない項目数で信頼性がClimate Short Scales, Accident Analysis &高い尺度を運用できると考える．

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INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑427

安全文化に係る考え方の枠組みの検討＊ 1
A study on framework of the safety culture
高城

美穂（Miho Takagi）＊2
飯田

前田

典幸（Noriyuki Maeda）＊3

裕康（Hiroyasu Iida）＊4

要約
本稿では，これまでに刊行された安全文化に関する文書等の一部をレビューし，現在の安全文化の概念や安全文化醸成の考え方等について整理を試みた．その結果，（1）産業安全
においては，安全（safety）は「平穏無事な状態」ではなく，リスクを小さくしていくことと捉え，安全文化についてもこの概念を適用することが適切と考えられる，（2）組織の文化は過去に「うまくいったやり方」が集積されて形成されるという側面があり，いわば “ 現状のやり方を維持させようとする機能 ” がある，（3）組織の文化を変化させるためには，新たな行動が積み重ねられ「基本的前提」が形成されるという文化形成のプロセスを踏む必要があることなどが整理
された．
キーワード

安全文化，safety，リスク，背後に潜む基本的前提，健全な原子力安全文化の特性

Abstract
This paper reviewed some of the documents on safety culture, and tried to organize
understanding of the situation around the current concept of safety culture and establishing
the method to foster safety culture. The review identiﬁed the following points（1）In terms ofindustrial safety, safety is not considered to be a “peace-of-mind condition” but to be reductionof the risks, and it is considered appropriate to apply this concept of safety to safety culture.
（2）
The culture of the organization has the aspect that “the successful way” is accumulated andformed in the past. Culture has, so to speak, “a function to maintain the present condition”.
（3）
In order to change the culture of an organization, it is necessary to go through the process ofculture formation in which the “basic assumption” is formed by accumulation of new actions.
Keywords

1. 目

safety culture, safety, risk, basic assumption, Traits of a Healthy Nuclear Safety Culture

的

同企業では，日常の安全活動を徹底することが安全
文化醸成活動と考えられていること，トップは安全

原子力分野においては，1986 年に発生したチェ

文化についてのメッセージを繰り返し発信している

ルノブイリ原子力発電所事故を契機として安全文化

ものの，その内容は要するに「安全に気をつけよう」の概念が提唱されて以降，現在に至るまで，安全文ということであると職員に受け止められていること

化に関する検討が続けられている．

を指摘しており，安全文化醸成のメカニズムや方法

一方，尾入・飯田（2014）は，安全文化の醸成活動に取り組んでいる企業であっても，職員によるについても理解が共有されていない可能性を示唆している．

安全文化の受け止め方は「安全文化は規定されていそこで本稿では，これまでに刊行された安全文化ない」「不明確である」といったように曖昧であり，に関する文書等の一部をレビューし，現在の安全文

安全文化についての共通の理解が得られているとは化の概念や安全文化醸成の方法等について整理を試いえない場合があることを指摘している．加えて，

みる．

＊1

本稿は，原子力安全システム研究所 社会システム研究所（編著）・飯田裕康（監修）（2019）『安全文化をつくる 新たな行動の実践』
日本電気協会新聞部（発行）の内容の一部を要約し，まとめたものである．
＊ 2 （株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所＊ 3 元（株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所
現 一般社団法人 原子力安全推進協会，公益財団法人 大原記念労働科学研究所＊ 4 公益財団法人 大原記念労働科学研究所

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑4

28

2. 方

法

安全文化については，これまでに国際原子力機捉えることが適切と考えられる．

3.2 安全文化の概念と構造

関（以下 IAEA）や米国原子力発電運転協会（以下INPO）等が継続的な検討を行っている．これまでに刊行された文献を収集し，レビューを行った．

チェルノブイリ原子力発電所事故を受け，IAEA（1991）は「原子力発電所の安全問題にはその重要性にふさわしい注意が最優先で払われなければなら

3. 結果と考察

ない．安全文化とはそうした組織や個人の特性と姿勢の総体である（原子力安全白書（2006）による訳）」

文書のレビューに先立ち，安全（safety）についと安全文化を定義した．原子力分野ではこのようにての概念を整理した．続いて，安全文化の概念や安定義された安全文化の姿を目標とし，以降，安全文

全文化醸成の方法等について検討を行った．

化を構築するための要件や方法の検討が続けられている．

3.1 安全（safety）の概念
IAEA（2002a） は 安 全 文 化 の 理 解 の た め に，ISO/IEC Guide51:2014に基づく日本工業規格（JIS

E.H. シャインの「文化の三層モデル」を取り入れて

Z8051:2015）では，「安全（safety）」を「許容不可

いる．モデルによると，組織の文化には「レベル１」

能なリスクがないこと」と定義し，リスクを見つから「レベル３」の階層があり，各「レベル」はけ，許容可能にする活動を継続していくことが必要

次のようなものである．E.H. シャイン（2004; 2012）であるとしている．また Encyclopedia Britannicaに基づき，解説文を付したものを図１以下に示す．

は，safety を「Those activities that seek either
to minimize or to eliminate hazardous conditions

䝺䝧䝹1 ேᕤ≀䛸⾜ື
artifact

that can cause bodily injury（危険な状態を最小にするか除去することを求め続ける活動）」と定義し┠䛻ぢ䛘䜛⤌⧊ᵓ㐀䛚䜘䜃ᡭ㡰

ている．これらの定義からは，safety の概念はリス
クの存在を前提としていることがわかる．そしてそのリスクを許容範囲に収めることを以て「safety」と捉えていると考えられる．
一方，日本語における「安全」の意味は，広辞苑

䝺䝧䝹2 ᶆᴶ䛥䜜䛶䛔䜛౯್ほespousedvalues

では「安らかで危険がないこと」，新明解国語辞典ᡓ␎䚸┠ᶆ䚸ဴᏛ䠄ᶆᴶ䛥䜜䜛ṇᙜ䛺⌮⏤䠅では「災害や事故などによって，生命を脅かされた
り，損傷・損失を被ったりする恐れがない状態（様子）」とされ，いわゆる平穏無事な状態を指すものといえる．
「safety」と「安全」の概念を比較すると，日本
語の「安全」という感覚においては，今事故などが発生していなければおよそ安全であると感じられがちであると思われる．これに対し「safety」は，絶䝺䝧䝹3 ⫼ᚋ䛻₯䜐ᇶᮏⓗ๓ᥦ
basicassumption↓ព㆑䛾ᙜ䛯䜚๓䛾ಙᛕ䚸ㄆ㆑䚸ᛮ⪃䚸ឤ᝟䠄౯್ほ䛚䜘䜃⾜ື䛾※Ἠ䠅

図１

E.H. シャイン「文化の三層モデル」

対安全は存在しないことを前提に，人間の活動によって安全（safety）を作り出していくというもの

レベル１：「人工物と行動（artifact）」

である．すなわち，例え今事故が発生していなくて

建物，挨拶習慣，服装など，職場の物理的な環もリスク自体は存在しており，継続的にリスクを見境や組織メンバーの行動などの「目に見えるもの」

つけ，
小さくしていくことを求める考え方といえる．

組織の構造や仕事の仕方なども含む．

産業安全においては，安全（safety）は「平穏無事な状態」ではなく，リスクを小さくしていくこととINSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑4

レベル２：
「標榜されている価値観29るといえるであろう．すなわち「基本的前提」
は，“こ（espoused values）」

れまで成功してきたやり方 ” から外れないように，

言い習わし，教訓，指針，信条，心得，原則，社組織構成員の価値観や行動を統制していると見るこ訓など，その組織で標榜されている価値観．明文化ともできる．文化にはいわば “ 現状のやり方を維持されている場合もあれば，明文化はされていないがさせようとする ” はたらきがあり，これは裏を返せ

大切にされている考え方，判断基準である場合もあば，現状の ｢基本的前提（レベル３）｣ に合わないる．また「こうあるべき」という目標である場合も新しいことは排除されるということでもある．

ある．
企業組織にはそれぞれの文化があり，その文化
レベル３：「背後に潜む基本的前提

は，創業から現在までの間に形成されてきたもので（basic assumption）」

ある．安全にかかる「基本的前提」も同様に形成さ意識できないほど当たり前の信念，認識，思考，れ，組織構成員の現在の行動や価値観などを支えて物事の受け止め方．自分とは異なる文化に属する人いる．すなわち「安全文化」とは，組織文化の安全に指摘されなければ認識できないほど当たり前のもにかかる側面といえる．

のである．

また，IAEA（2002b）は，「安全文化を簡単にいうと，『今ここで何らかの行為をする時のやり方』

各 階 層 間 に は， 矢 印 で 示 さ れ る 関 係 が あ る．

である」としている．
『今ここで何らかの行為をす「レベル１」
から「レベル３」に向かう矢印は，
行動（レ

る時のやり方』とは，現場で行われている日常業務

ベル１）が積み重ねられることで，「標榜されていそのものであり，安全を支えている行動にも組織文る価値観（レベル２）」に影響を与え，やがて「背化の現状が現れていることを主張している．

後に潜む基本的前提（レベル３）
」
（以下，
「基本的
前提」と表記）を形成していくというプロセスを示すと考えられる．いわゆる行動の習慣化とは，この3.3 文化変革の可能性（安全文化醸成の考え方）

プロセスのことといえる．
このプロセスは，組織文化には，組織において過文化が変わるとは，文化の三層モデルの「基本的去に「うまくいったこと（成功してきたこと）」の前提（レベル３）」までを含めて変化することであ集積が文化になっていくという側面があることを示る．しかし「基本的前提」に直接働きかけて変化さ

唆している．企業組織は目標に向かって活動していせることは困難である．組織の文化を変革するためるが，一方で，日常業務には安全や効率性，経済性には，文化が形成されるプロセスと同じく，「行動（レなど様々な要素が関わっている．
「うまくいったや

ベル１）を積み重ね，それが習慣化する」という過り方」は次も繰り返され，「うまくいかなかったや程を踏む必要がある．すなわち，変革に必要な新たり方」は淘汰されるといった形で，多くの試行錯誤な行動を積み重ねることによって新たな「基本的前を経て「うまくいくやり方」が探り当てられる．そ提」が形成されるというプロセスによって，文化はしてそのやり方が次第に定着し，意識することなく変化するといえる．

自動的に行われることになる．これが「基本的前提」の形成プロセスと考えられる．

文化が変わりうることを示す例として，作業現場における安全に対する配慮の変化が挙げられる．か一方，「レベル３」
から「レベル１」へ向かう矢印は，

つて作業現場では，「ケガと弁当は自分持ち」とい「基本的前提（レベル３）」が「標榜されている価値

う言葉があったことにも表れるとおり，ケガは作業観（レベル２）」や「人工物と行動（レベル１）」を者本人の責任という考え方が一般的であったと思わ

統制していることを示している．前述のように，「基れる．しかし現在では，作業者に注意を求めるだけ本的前提」が過去に「うまくいった」やり方が暗黙でなく，安全柵や安全装置といった作業環境を整備の行動規範となったものであると考えると，組織構することなどで，作業現場の安全性の向上を図るこ

成員は，「そのやり方で現在までの成功を手に入れとが次第に当たり前のこととなってきている．

たのだから，そのやり方を維持することによって将このように文化が変化した一因と考えられるの来も成功が期待できる」と意識せずに思い込んでいが，1972 年に施行された労働安全衛生法である．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑430

この法律により労働安全の価値が明確にされ，各企ことが求められるが，新たな行動に向かうための目

業組織は法律に対応するために，業務に関する規則

標や方針を示すのがリーダーの役割である．
中でも，や機器・設備，作業手順など，作業環境や仕事の仕組織内における職位上の権限と影響力の大きい経営方を変更したと思われる．仕事のやり方を変更してトップには，この役割が特に強く要求される．リー

いく中では，そこまでやらなくてもいいのではない

ダーは組織構成員に対して文化を変革する必要性をかという反発もある一方で，新しい仕事のやり方を示し，新たな行動の必要性を納得させなければなら続けるうちに，そのやり方によって作業者の安全がない．そして，リーダーによって示された新たな目

守られていることが実感され，行動の意味が理解さ

標を具体化し，実現させていくのが，マネジメント

れて，より積極的に受け入れられるようになることの役割である．

もあったであろう．そのようにして新しい仕事のやり方が長く繰り返され習慣化するにつれて，労働安

3.5 健全な安全文化の例

全に高い価値を認める価値観も定着し，やがてそれが意識されることもない当たり前のこと（基本的前

原子力分野では，INPO（2013）が，健全な安全提）になっていったと考えられる．新たに形成され文化の特徴として，表１に示す十個の特性（以下た「基本的前提」は，以前に比べて高い水準の安全「10traits」と表記）を挙げている．
「10traits」は「個を担保するものに変化しており，以後，その水準

人の役割」，「経営・管理の役割」，「経営・管理の仕で，組織構成員の価値観や行動を支えていくと思わ組み」に区分されている．この三つは企業活動を形れる．

作る要素であり，三つが適切に機能することによっ

上述は法律という外的要因による文化変革の例でて，企業組織の目標が達成されていくと考えられる．

あるが，企業組織においては，組織自らが新たな目

この構造に基づいて各特性を解釈することで，特性標を示し，その目標に向かう行動が積み重ねられるの意味がより明確になり，また誰が何をすべきか，

ことで文化が変わっていくと考えられる．そしてそ組織の体制や仕組みとして何を整えるべきかも考えのためには，リーダーシップとマネジメントが不可やすくなるといえる．

欠である．法律という外圧による変化であっても，
表１

遵法精神を徹底させる組織トップのリーダーシップ

健全な安全文化の特性如何によって変化の速度に差が生じていたことは，安全文化の特性

歴史の示す所であろう．

安全に関する責任
個人の役割

コミュニケーション

3.4 リーダーシップとマネジメント
本稿では，リーダーシップを発揮する人をリーリーダーシップ
経営・管理の役割

意思決定
尊重しあう職場環境

ダー，
マネジメントを行う人をマネージャーという．

継続的学習

一般にマネージャーは業務上の職位と結びついてい
る．一方ここで言うリーダーは職位によって規定さ

常に問い直す姿勢

経営・管理の仕組み

れているものではなく，「組織構成員であって，他問題の把握と解決
作業プロセス
問題提起できる環境の構成員をリードし，指導し，感化する者」は職位に関わらずリーダーとされる（NRC 2014）．組織の経営者・管理者は，職位としてはマネージャーであ4. おわりにり，そして安全のためのリーダーであることが求められている．

チェルノブイリ原子力発電所事故を受けて提唱さIAEA（2016）は，安全文化におけるリーダーシッ

れた安全文化（safety culture）は，
現在は「culture

プの役割を強調している．組織を新たな目標に向for safety」と表現されることもある（IAEA2016他）．

かわせるときにはリーダーシップが不可欠である．

チェルノブイリ原子力発電所事故では，
佐藤（2002）

3-3 で述べたように，文化を変化させる（安全文化が述べているように，当時，旧ソ連の社会的状況をを醸成する）ためには新たな行動を積み重ねていく

背景に，安全に重きを置いていないと見られる状況

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑4があり，それが発電所の現場だけでなく社会全体に渡るものであると思われたことから，その安全に対する価値の置き方について，“ 文化（カルチャ）と呼ぶに相応しい ” と表現したものであった．
その後，安全文化を醸成するための検討が続けられ，文化の構造や形成プロセスなどについての議論が進む中で，「安全文化（safety culture）」という言葉によって，文化に「安全文化」という個別の領31

Encyclopedia Britannica.
〈https://www.britannica.com/topic/safetycondition〉,（2019 年８月８日）．
International Atomic Energy Agency（1991）.
Safety Series No.75 - INSAG-4 Safety
Culture.
原子力安全委員会（2006）．原子力安全白書

平成17 年版．

域があるかのように解釈されることを避けるため

International Atomic Energy Agency（2002a）．

に，「culture for safety」という表現が用いられる

IAEA-TECDOC-1329 Safety culture in

ようになってきたと思われる．
「culture for safety：

nuclear installations Guidance for use in the

安全のための（高度な安全を目指す）文化」と言い

enhancement of safety culture.

換えることにより，安全文化（safety culture）はE.H. シャイン．金井壽宏（監訳）・尾川丈一・片山組織文化の安全に関する側面であり，高度な安全を

佳代子（訳）（2004）．企業文化−生き残りの目指していることが明確になる．現在形成されてい指針 白桃書房．

る組織文化は，安全を向上させることに寄与するもE.H. シャイン . 梅津祐良・横山哲夫（訳）（2012）．

のであるか，ということを考える必要性が見えてく

組織文化とリーダーシップ 白桃書房．

ることになる．

International Atomic Energy Agency（2002b）．
INSAG-15 Key Practical Issues in

今後の課題として，以下の二点を挙げる．

Strengthening Safety Culture.

まず，安全文化醸成の出発点は現在の文化を評価

United States Nuclear Regulatory Commission

することである．そのためには，健全な安全文化の（ 2 0 1 4 ）． N U R E G - 2 1 6 5 S a f e t y C u l t u r e

姿として示された「10traits」を現在の文化を振りCommon Language.

返るためのきっかけとして活用できると考えられInternational Atomic Energy Agency（2016）．

る．今後，文化の評価をどう行うか，特に文化の核

General Safety Requirements No. GSR Part2

心とも言える「レベル３」をどのように考察するか，

Leadership and Management for Safety.

「10traits」で表現される様々な要素が影響し合い，Institute of Nuclear Power Operations（2013）．

重なり合っている文化をどのように総合的に考察す

INPO12-012 Traits of a Healthy Nuclear

るのか，など，具体的な方法を検討する必要がある．

Safety Culture Revision 1.

また，評価結果を受けて安全文化を醸成していく

佐藤一男（2002）．セーフティカルチャ

ためには新たな行動を起こす必要があり，評価結果をどのようにして行動につなげていくかについても検討が求められる．

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規格への導入指針（日本工業規格）．

原安協プ

ライマー No.5 原子力安全研究協会．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑532

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
Points of concern regarding information provided about nuclear power generation
夛田幹宏（Mikihiro Tada）＊1

要約
原子力発電再稼働の賛否について「どちらでもない」と回答した 35 名を対象に，原子力発電に関して相反する２つの主張を用いて，どのような受け止めがされるかを探索する質的調査を行った．その結果，社会は原子力を利用すべきとする主張を，記載内容が難しくてわからないと受け止め，社会は原子力に依存すべきではないとする主張を，事実かどうかがわからないと受け止められる傾向があることが分かった．より多くの生活者に，原子力について共に考えるための情報発信を行う場合，一方的な情報提供と受け止められる形や，透明性に欠けると感じられる
場合に，情報発信者との情報の共有が難しくなり不信感が生れる可能性がある．情報発信においては，専門用語を可能な限り避けて，根拠としての数字をわかりやすい形で活用し，より生活に身近に感じられる情報も含めて発信することが求められる．
キーワード

原子力発電，フォーカスグループインタビュー調査，計量テキスト分析，情報提供

Abstract
A qualitative survey was conducted among 35 people who answered “Neither”
about the pros and cons of nuclear power restart, using two conﬂicting claims regarding nuclear
power to identify what kinds of perceptions they had. As a result, we found the participants
thought society accepted the claim that nuclear power should be used, but it was diﬃcult tounderstand the contents of the claim, and they thought society did not depend on nuclear power.
It turned out that when providing information to make people think more about nuclear energy
together with other consumers, assuming that transparency is ensured, it would be possible
to receive information unilaterally. We found participants thought it was diﬃcult to share
information within a group and there was a possibility that mistrust might be generated. In
information transmission, it is necessary to avoid technical terms as much as possible, use ﬁgureswith an easy-to-understand manner, and transmit new information by including information that
listeners are familiar with in daily life.
Keywords

nuclear power，
focus group interview survey，
measurement text analysis，
information provision

1. はじめにた．2018年に閣議決定された「エネルギー基本計画」
では，中期的な方針（2030 年）と長期的な方針（2050

福島第一原子力発電所事故（以下「福島原発事故」）

年）の双方が示された．
「第３章 2050 年に向けたから８年が経過した．全国の原子力発電所は順次定エネルギー転換・脱炭素化への挑戦」の中では，原期検査を迎えて運転を停止し，国内すべての原子力

子力発電について「現状，実用段階にある脱炭素化発電所が長期間停止する状況が続いた．2015 年にの選択肢」と位置付けている．特に 2050 年を見据

新規制基準のもとで川内原子力発電所１号機が初めえたとき，エネルギーに関する課題解決は，政府，て再稼働し，その後，西日本の電力会社が安全審査事業者だけの問題ではなく生活者のライフスタイル

を経て順次再稼働を行っている．

にも大きく影響する．そのため，一般の生活者の興2014 年に「エネルギー基本計画」が閣議決定した．

味・関心の度合い，
背景知識や学習経験の多寡があっそこでは，エネルギー政策の基本視点として「S+3Eても，誰もが自然な形で原子力に関する情報に触れ，の同時達成」が示され，原子力発電を重要なベー共に考える環境づくりが重要な課題となっている．

スロード電源として位置付ける内容が盛り込まれ今後，原子力に関する様々な主張が一般の生活者に＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所

㸬ࡣࡌࡵ࡟

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑5

33

提供され，
対話する機会が増えてくる可能性があり，た文章を作成し提示した（表２，詳細は Appendix

そうした主張を一般の生活者がどのように受け止め

A の Table A2）．

ているかを整理する必要があると考えられる．
一般の生活者に着目した場合，北田（2015）によ

調査手法は，主張項目数とその内容量が多いことを踏まえ，
フォーカスグループインタビューとした．
㸬ㄪᰝ᪉ἲ

れば，
関西地域の18歳以上79歳以下の男女（n=1020）を対象とした調査では，原子力発電の再稼働賛否に

2.1 調査対象

おいて，「運転を再開してよい」が 21％，
「運転を再開すべきではない」が 27％で，「どちらともいえない」層が 50％を占めている．今後の生活者との調査会社の登録モニターからスクリーニング調査を行い，対象条件に合う男女に参加を依頼した．

コミュニケーションを考えるとき，原子力発電の再稼働賛否において半数を占める「どちらともいえな

・実査時期：2018 年 11 月

い」層について理解を深める必要があると考える．

・実査時間：２時間

本調査では，
原子力発電を利用すべきとする主張と，・実査参加者数：男性 16 人，女性 20 人 計 36 人

原子力発電に依存すべきではないとする主張を提示

・グループ数：性年代別（20〜30歳代，40〜60歳代）

し，「どちらともいえない」層がこれらの主張に接各２グループ 計８グループ

触した場合，それぞれをどのように受け止め整理す・対象条件：調査会社登録モニター，近畿２府４

るのか，を把握し情報提供の際の留意点を探ること

県在住，20 〜 60 歳代の男女．中間層を対象とを目的とした．

するための２段回抽出＊ 2 を実施した．

2. 調査方法

2.2 調査手順

原子力発電を利用すべきとする主張（以下，〈利

調査手順の全体像は図１のとおりである．図１中用する社会〉）については，関西電力（2018）をもの②③は〈利用する社会〉の主張を提示する．④⑤とに 11 テーマに絞って要約した文章を作成し提示は〈依存しない社会〉の主張を提示する．⑥比較テー

した（表１，詳細は Appendix A の Table A1）．

マ（双方＋政府の説明）を提示する．主張内容の提原子力発電に依存すべきではないとする主張（以示順による発言内容の偏りを避けるため，性年代別

下，〈依存しない社会〉）としては，近年，原子力発各２グループの半分，計４グループは，〈利用する電への依存から脱却することを訴えている，小泉純

社会〉に関するインタビュー②③と，〈依存しない

一郎元首相の主張（小泉純一郎 2017）を提示する

社会〉のインタビュー④⑤の順番を入れ替えて①④こととし，その講演内容をもとに９テーマに要約し⑤②③⑥の順で実施した（図１手順 B）．

表１ 〈利用する社会〉の主張ਗ਼ਞ峼਍৒峁峐岴ඍ岻峃峵峉峫峕

表２ 〈依存しない社会〉の主張ਉ৅峔峁峑峬঩ম峙৅ன峑岷峵 崐崵嵓崖嵤崣崕嵍嵒崮崋峘௴ਡ ௓ਤ૛঻峘পଝ੡ী峙መ ਉ৕ৡ৅ਗ਼শ਋೿ૃ峘৽ੋ峢峘୶஭ ৈ嵔嵁嵓ଣೝਙఀಣ੟峘ਖ਻ ગ༎௮峕峒峬峔岰ਗ਼ਞમস峘கৣ岼 ਉ৅崤嵕峑ેীেણ峑岷峵 ਉ৕ৡ৅ਗ਼শ਋೿ૃ峘ਞ౜૗৿峢峘୶஭ ਉ৕ৡ৅ਗ਼峘৽ੋਙ ગে૭ચ崐崵嵓崖嵤峘੍௸岮峘ਠ૾ ૣਣਉ৅হ௛峘৽ୡ ঽே崐崵嵓崖嵤峘ୖ਻ ৗૠ਑੦૆峙਼ੀ峑঳୞਍৸峙መ ਉ৕ৡ৅ਗ਼ਚ峘਍৸ৌੁ হ௛৅েৎ峘ೂ୔ੑ઺ ૣਣਉ৅হ௛৏峘ৗૠ਑੦૆峢峘ৌૢ 崮嵕৅েৎ峘஠૫ਙ峕峎岮峐 ଣೝ଍峕峎岮峐 ঽே崐崵嵓崖嵤峊岻峑৅ன峑岷峵ব峕峃峵 ফதઈૡ峘਄峴ੌ峩 ৈ嵔嵁嵓ଣೝਙఀಣ੟峕峎岮峐＊2

１段回目の抽出では，原子力発電の再稼働賛否において，５件法の回答選択肢のうち，中間の選択肢，「2」どちらかといえば再稼働してもよい，「3」どちらでもない，「4」どちらかといえば再稼働すべきでない，を選択した回答者を抽出した．２段回目の抽出は，〈利用する社会〉および〈依存しない社会〉の双方の主張をスクリーニング調査により提示して，「3」どちらでもない，を選択した人を中心にリクルーティングを行った．なお，今回の実査参加者の中に，「1」再稼働すべき，「5」再稼働すべきでない，と明確な賛否を表明した人は含まれていない．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑5

34⑥の比較テーマ（双方＋政府の説明）は，双方の射線について」「40 年超運転の取り組み」，以上の主張項目に加え，〈政府の説明〉を作成し，〈依存し６項目である．⑤の「〈依存しない社会〉比較テーない社会〉，〈利用する社会〉，〈政府の説明〉の３者

マ以外のテーマ」で扱ったテーマは，「原発ゼロでの主張を比較して受け止めを整理する．

十分生活できる」「自然エネルギーだけで発展でき

比較テーマの選定については，再稼働の賛否の態るような国にする」「テロ発生時の危険性について」

度表明において重要度が高いと考えられる３項目を「推進論者の大義名分は嘘」「新規制基準は世界で一設定した．３項目を，「〈依存しない社会〉の項目 /番安全は嘘」「事故発生時の避難計画」，以上の６項〈利用する社会〉の項目」の順に記載すれば，
（1）
「福

目である．

島原発事故の経験 / 福島原発事故後の新規制基準へ
の対応」
，
（2）
「高レベル放射性廃棄物の問題 / 高レ

3. 調査結果

ベル放射性廃棄物について」，（3）「原子力発電の経済性 / 原子力発電長期停止の経済への影響」となる．

誌面に限りがあるため全てを紹介することは難し

また，調査参加者が，意見表明の際に，自身の受けい．そこで，図１の①「普段見聞きする原子力発電止めを説明しやすいように，それぞれのテーマの文の情報」，図１の②④「主張全体の印象〈利用する章に「その通り・共感できる・わかる」という部分

社会〉および〈依存しない社会〉」，図１の⑥「比較を実線，「違う・共感できない・わからない」といテーマ」から１テーマ，「福島原発事故の経験 / 福

う部分について波線を引く作業を調査参加者のそれ

島原発事故後の新規制基準への対応」の結果を紹介

ぞれに依頼し，作業（以下「グループワーク」と呼ぶ）

する．

の結果をグループ内で共有したうえでインタビュー

調査結果については，発言録をもとに行った計量テキスト分析の結果を紹介する．テキスト解析を実施した．

に は 樋 口（2014）「KHCorder」 を 用 い た． ま ず，ুದ$‫؟‬੬੓ফ৻શ崘嵓嵤崿ুದ%‫؟‬੬੓ফ৻શ崘嵓嵤崿

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⋇岜൤஺ৄୂ岷峃峵ਉ৕ৡ৅ਗ਼峘ੲਾ‫ڃ‬⋈ਹ৷峃峵঺ভ!
਌୑৸৬峘ഀ଴
‫ڃ‬⋉ਹ৷峃峵঺ভ!
ૻຎ崮嵤嵆ਰਗ峘崮嵤嵆‫ڃ‬⋊ൂோ峁峔岮঺ভ!
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ૻຎ崮嵤嵆ਰਗ峘崮嵤嵆‫ڃ‬‫ڃ‬⋊ൂோ峁峔岮঺ভ!
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‫ڃ‬⋋ൂோ峁峔岮঺ভ!
ૻຎ崮嵤嵆ਰਗ峘崮嵤嵆⋈ਹ৷峃峵঺ভ!
਌୑৸৬峘ഀ଴
‫ڃ‬⋉ਹ৷峃峵঺ভ!
ૻຎ崮嵤嵆ਰਗ峘崮嵤嵆‫ڃ‬①「普段見聞きする原子力発電の情報」では，原子力に関する情報への接触状況を整理し，興味・関心の度合いを整理する．次に②④「主張全体の印象〈利用する社会〉および〈依存しない社会〉」ならびに⑥「比較テーマ」（「福島原発事故の経験 / 福島原発事故後の新規制基準対応」）では，それぞれの主張の受け止めの特徴を紹介し，原子力発電に関する情
報提供における際の留意点に関して考察を行うこととする．

3.1 普段見聞きする原子力発電の情報⋌岜ૻຎ崮嵤嵆‫ق‬൨্৆ਿ峘ହ৥‫ك‬ି‫ু؟‬ದ$峒%峘੬੓ফ৻શ崘嵓嵤崿峘৹ਪৌ଴૞ਸ঻峘嵒崗嵓嵤崮崋嵛崘૖੯峙৊峂峑岬峵岞

図１

調査手順

普段見聞きする原子力発電の情報接触に関する状況について聞き取りをした．発言録の中から，４回以上出現した頻出語（名詞，サ変名詞，形容動詞，

図１の③⑤では，⑥比較テーマ（双方＋政府の説

組織名，地名，形容詞，否定助動詞，強制抽出）を明）で扱ったテーマ以外の項目〈利用する社会〉か

分析対象（Appendix B の Table B1）とした．このら６項目，〈依存しない社会〉から６項目を，単独

頻出語について単語同士の関連性を検討するため図の別シートとして配付し，⑥比較テーマ（双方＋政２の共起ネットワークを描いた． 語を囲っている

府の説明）と同様のグループワークを実施した．

円の大きさは出現頻度に対応する．図中の線で結ば③の「〈利用する社会〉比較テーマ以外のテーマ」

れた単語は特に関連が強いことを意味し，近くに位で扱ったテーマは，「エネルギーセキュリティの観置していても線で結ばれていなければ関連はない．

点」「原子力発電長期停止の気候変動への影響」「自

点線は，異なるグループに属する結びつきを示して然エネルギーの課題」「原子力発電所の安全対策」「放いる．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑535

図２ 「普段見聞きする原子力発電の情報」の共起ネットワーク「原子力発電に関する情報について見聞きしたり，説とかで原発関係のことを取り上げられているとた話題にしたりするか」の問いかけに対する特徴的な

まに見ることはある」などがある．
「新聞」も原子トピックを取り上げる．図２の①のグループをみる

力発電の情報に触れるメディアになっている．

と，「原発」「ニュース」
「テレビ」
「話」
「ない」の

④のグループは「災害」「意識」の語の関係がみ語が頻出し結びつきがみられる．これらを含む具体られる．具体的な発言をみると「福島の事故が起こ的な発言としては「生活の中で原発の話はしない．

るまでは危険なものという意識がなくて絶対に安全

原発の情報は，主にテレビの報道番組，コメンテーだと思っていた．
［省略］，最近，台風とか豪雨とかターがいるような番組，あとはニュースとか」など

自然災害が日本で起こってもおかしくないぐらい増である．

えているので，災害に対して予期せぬことが起こっ

4 4

4 4

4 4

②のグループを見ると「情報」「必要」「自分から」

たときに，それでも［原発は］安全なのか」などが

「生活」
「電気」
「事故」
「再稼働」
「安全」
「供給」
「悪

ある．2018 年は，関西地方に巨大台風が上陸し大い」「影響」の結びつきがみられる．具体的な発言

規模な停電が発生した．９月には北海道胆振東部地

をみると，「あえて自分からは調べたりしない．興震の発生に伴うブラックアウトが発生している．調

味を持たないとだめだけど」などの発言がある．
「再査中に「停電」の語の頻出が一定数存在しており発稼働」「必要」の結びつきをみると，「メディアとか言をみると，「北海道の地震のときの停電．あれはいろいろ見ている中ではリスクを冒してまで再稼働

原発があったらどうだったかなと職場でも話題にしする必要があるのかメリットがわからない」などがた」「台風 23 号とか 24 号とか停電のときに原発が動ある．図２の①や②のグループから原子力発電に関いているのに停電どうこうというのはなかった」なする情報は受け身であり関心の低いことがわかる．

どがみられる．
「地震」のほか，台風に伴う「停電」③のグループをみると，
「新聞」
「停電」
「話題」
「大

の発生からも原子力発電が意識されている様子がうきい」「大変」という結びつきがみられ，これらのかがえる．普段は気にならない原子力発電だが，自語を含む発言としては，「原発の情報は，新聞の社

然災害や，自然災害に起因する停電が発生した際に，

4 4 4

4 4

4

4

4

4

4 4

4 4

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑5

36

原子力発電所の状況が意識されるようである．
最後に⑤のグループでは，「イメージ」「電気代」

3.2 〈利用する社会〉の主張に対する受け止め「火力発電」「積極的」「意見」の語の結びつきが強く，
具体的な発言としては「日常生活に電気がなくなっ

分析対象（Appendix B の Table B2）は３回以上たり，電気代が上がったりは困るので，安全面を考出現した頻出語（名詞，サ変名詞，人名，形容詞，

えて止めて欲しいけど今の生活基準は変えて欲しく

副詞可能，強制抽出）とした上で，図３の共起ネッないというのが本音」という発言があった．
「電気

トワークを描いた．

4 4 4代」の語に着目すると，「電気代」に関する発言は，特徴的なトピックを取り上げる．図３の①のグ女性に多かった．
〈利用する社会〉の主張（Appendix

ループでは「説明」「文章」「理解」「難しい」といA の Table A1）の 3．震災後，原子力発電所の再う単語が結びつく．具体的には，「全然頭に入って稼働を行った電力会社の一部は電気料金の値下げをこないし記憶にも入って来ない．難しすぎる」などしている という主張があるが，このことを認知しがあり，〈利用する社会〉の主張が難しいと受け止ている女性の調査参加者はいなかった．一方，男性

められている．

4 4

参加者は全員が認知している．女性は，足元の電気②のグループでは，
「文字」
「項目」
「多い」
「印象」

料金を安くしてほしいというよりも，今の生活基準に結びつきがみられ，具体的な発言としては「［〈利や家計を将来にわたって維持できるのか，生活の質用する社会〉］は，文字 の量と，項目 の量が多く，や家計を切り詰めなければならないかという受け止［の表現］では難しい」という発言があった．
文字だけめをして「電気代」という言葉を使っていると推察③のグループでは，「数字」「判断基準」
「情報」
「信

される．

4

4 4

4

4

4

4 4 4

用」に結びつきがみられた．
「数字」に着目して具4 4

4 4 4 4

4 4

体的な発言を見ると「情報の判断基準として，数字4で出された方がわかりやすい」の他，「いっぱい数4

4

4

字を放り込んで，どこから出たかわからない数字」などがある．数字の捉え方として，判断基準になる

図３ 〈利用する社会〉の主張の共起ネットワーク

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑537という人，数字が多く使われることにより疑問を持のメリットに着目した情報を求めている人もいる．

つ人，数字の多さに拒否感を示す人の３種類に分類

最後に⑤の「興味」という語に着目する．具体的できると思われる．なお「数字」「自給率」の緩やな発言を整理すると二つの捉え方があり，一つ目は，かな関係に着目し具体的な発言をみると「数字 は興味がない場合は目を通さないという受け止めで元々知識にない．自給率が 8% とか，そのへんはわあった．二つ目は，〈利用する社会〉の方が〈依存からないけど，自給率が低いのは何となくわかる」

しない社会〉
より興味がわくという受け止めである．

とあり，直感的にわかる数字の表現は判断基準とな

二つ目の捉え方の理由に関する具体的発言は，「根る情報につながるのではないかと思われる．

拠とか理由を知りたいので数字とかが明確に書かれ

4

4

4

4

4

4

4

4

4 4

④のグループでは，
「感じ」
「自分」
「本当」
「正し

ている方がいい」とあった．根拠や理由を知りたい

い」「主張」の間に結びつきがみられる．具体的なという状況を作ることは，情報提供の際には有益で発言としては ,「数字を示していることである程度あり，適切な数字の使用は有効である可能性がある．

確かなことなのかな，という信用というか信頼感は
4 4

4 4

さっきの［
〈依存しない社会〉］の主張より感じなくはない」があった．数字は適切な使い方をすること

3.3 〈依存しない社会〉の主張に対する受け止め

で主張に対して信用をもたらす効果がうかがえる．
このグループで「自分」に関連する具体的な発言で分析の対象は３回以上出現した頻出語（名詞，サは，「正しいものを自分で確認しながら，どちらが変名詞，形容動詞，人名，地名，形容詞，強制抽出）いいのかということを考えないといけない」があとし（Appendix B の Table B3），図４の共起ネッ

り，このグループでも原子力の問題について自分なトワークを描いた．

4

4

4

4

4

りに整理するための情報を求める人がいた．
他には，代表的なトピックを見ていくと，図４の①のグ「使っている私達にとってこれだけメリットがある

ループでは「主張」「電力会社」
「電気」
「意見」
「内

んだということが伝わってこない」があり，生活者

容」「比較」「重要」の関係が強い．最も頻出してい図４ 〈依存しない社会〉に関する共起ネットワーク

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑538

表３ 〈依存しない社会〉図４のグループ①の「主張」に関する具体的な発言録ગ༎௮峘එ౯

ਙશ

ফ৻

৅੉ஈ

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ગ༎௮峃峣岷峑峔岮੬ਙ৻岽岰岮岰਌୑峬岬峵峽峊峔峒ઓ岰‫؝‬਌୑峒峁峐峙崹崫峒ഭ峫峵‫؝‬එ౯峙શ峊岻峓‫ൂ؝‬ோ峁峔岮঺ভ!峘਌୑ஆ્峘‫؜‬嵗嵛崣嵛崮嵛崡峑য峼ହ੭峃峵峒岮岰‫؜‬峇岰岮岰ਔ௡峑峙峹岵峴峮峃岮‫ુ؝‬૎峼峃峵্峬岴峳島峵峒ઓ岰‫؝‬峓峋峳峑峬峔岮

੓ਙ৻峹岵峴峮峃岵峍峉‫؝‬ମ੺峕૎峂峮峃岮‫؝‬ঽী峘েણ峑અ岲峐崮嵕峒岵‫؝‬ঽே崐崵嵓崖嵤峑༱岲峵峽峂峭峔岮岵峒岮岰਌୑岶ഀ଴峕ଋ峍峉‫؝‬岽島岶岮岻峵峔峳ਉ৅峁峔岹峐岮岮峘岵峒ઓ峍峉‫؝‬峓峋峳峑峬峔岮

੓ਙ৻ ਹ৷峃峵঺ভ!峘਌୑峲峴峙峹岵峴峮峃岮‫؝‬ഭ峩峮峃岮岵峳ધฆ岶ো峍峐ਟ峵‫؝‬ವ੭峃峵峬峘岶岬峵‫؝‬எ峬஀岷‫؝‬峓峋峳峑峬峔岮

੬ਙ

৻



峓峋峳峑峬峔岮

੓ਙ৻ 岽峘਌୑峬峃峍峒ো峍峐岮岻峵岻峓‫؜‬岵峒岮峍峐ਦ৷峑岷峵岵峓岰岵峙શ‫؝‬峓峋峳峑峬峔岮

੓ਙ৻਌୑峒岮岰岵‫؜‬ਹ৷峃峵঺ভ!峘਌୑峙ভ঺峒峁峐峘ਔৄ峍峧岮‫ൂ؝‬ோ峁峔岮঺ভ!峘਌୑峙଻য峘ਔৄ岶৐એ峕ল峐岮峵ਞ岶峁峐岝ഭ峩峮峃岮岵峔‫؝‬਌୑峑峬峬岰峋峱峍峒௢௴৓峔਀ਠ峼峁峐岮峉峊岻峉峳峒ઓ岰ધฆ‫؝‬੗ী岽島峙ਉ৅峔峁峑峬‫؜‬峒岮岰౯৒৓峔਌୑峊峒ઓ岰岻峓‫؜‬எ峕峒峍峐‫؜‬岽峘য峙ખৌ峑岮峳峔岮‫؜‬峒੉岮જ峍峐岮峵峘峑মਊ峕峇岰岵峔峒ઑ峍峐峁峨岰‫؝‬

4 4る「主張」が関係する全ての発言を表３で整理した．

た根拠みたいなものを示してもらわないと，鵜呑み発言は全部で６つあり，それぞれ「パッと読める」「身にできない」という声があった．
〈依存しない社会〉

近に感じやすい」「読みやすい」「すっと入る」といの主張は，わかりやすいという評価があるにもかか

うわかりやすさを表現する発言が見られる．一方，わらず，調査参加者が求める根拠に欠ける部分で一「賛否は別」「信用できるかは別」「疑ってしまう」

方的と受け止める人がいる．

といった発言がある．
わかりやすさを感じながらも，
4

4「主張でももうちょっと客観的な表現をしていただ

4. 比較テーマの受け止めについてけたらと思う文章．
［省略］，言い切っているので本当にそうかなと疑ってしまう」という発言や，①のここでは，「福島原発事故」に関連する各主張，グループ内の「内容」の語に関連する発言をみると，〈依存しない社会〉，〈利用する社会〉，〈政府の説明〉「国民の私達にとってわかりやすい悪い例を出してを図５のように，
ポスターにして壁面に貼り，グルーくれていると思う反面，マイナス面をあまり感じ取

プワークを行った．なお〈政府の説明〉については，れない．もちろん，この意見は賛同しやすい内容だ

閣議決定（2018），日本原子力文化財団（2017）かと思う．疑問は増える」という声があった．わかりら作成した．
〈依存しない社会〉の主張では，福島

やすさは感じるが , 一方的な情報発信によって懐疑

原発事故に伴う放射線による病気について触れてい的になる様子がうかがえる．

る．
〈利用する社会〉の主張は，福島原発事故後の

4 4

4 4

②のグループでは，
「文章」
「感じ」
「日本」
「表現」

新規制基準への対応と，電力会社の安全性向上の姿

「否定」
「反対」
「理解」
「部分」
「身近」の結びつき

勢を記載している．
〈政府の説明〉では，福島復興がみられ，具体的な発言としては，「日本とかアメの決意とその取り組み姿勢や福島原発事故による放リカとか大きい単位で見られているので，国民だけ

射線による健康の影響評価を記載している．

4

4 4

4

4 4

4 4

ど，どこのエリアで，とかもっと身近な部分で表現してもらえたら考えないといけないと思う」という声があり，国家単位の話の部分には，身近な表現で4.1 〈依存しない社会〉「福島原発事故の経験」

ない，実感がわかないとする感想がみられた．
最後に③のグループでは，
「数字」
「本当」
「根拠」

図６は「福島原発事故の経験」に対するグループの結びつきがみられ，具体的な発言としては「根拠ワークの結果である．青色の実線・赤色の点線の数

みたいなもののデータが添えてあって，それが何とは，８グループ毎のワークシートで引かれた線を合なく信憑性があればそうなのかと思うけど，唐突に計したものである．実線と点線とをあわせると各８［レントゲンな
数字を出されても，本当かとなる．

本，最大で 16 本の線が描かれることになる．本数

らいくつとか］，例を挙げて，説明すると信憑性がが多いほど感情が動いている内容と解釈することが出てくる．数字は必要でしょう．ただ，ちゃんとしできる．双方の線が引かれていれば受け止めが分か

4 4

4

4

4

4

4 4

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑5

図５39

福島原発事故に触れた主張（グループワークでの掲示物）

㸬ẚ㍑ࢸ࣮࣐ࡢཷࡅṆࡵ࡟ࡘ࠸࡚

感できないとする点線が引かれており，２グループ
では異なる受け止めをしていることがわかった．

4.2 〈依存しない社会〉「福島原発事故の経験」の受け止め
２回以上出現した頻出語（名詞，サ変名詞，形容
動詞，組織名，人名，地名，形容詞）を対象（Table
B4）とし，図７の共起ネットワークを描いた．
特徴的なトピックを取り上げると，図７のグルー
プ①では「事故」「放射線」「病気」「長い」が頻出44

4

し，関係が強い．具体的な発言をみると「 放射線
4

4

4

4

4

4

の病気 は長く 続く と思うので 事故 を起こしちゃ〈依存しない社会〉
いけない と思った」などがあり，の 放射線の病気は長く続く に対して賛同を示している．

㸬㸬౫Ꮡࡋ࡞࠸♫఍!ࠕ⚟ᓥཎⓎ஦ᨾࡢ
図６ 〈依存しない社会〉⤒㦂ࠖ 「福島原発事故の経験」のグループワーク②のグループでは，「原発」「産業」「当たり前」「発電」「厳しい」の間の関係が強く．具体的な発言
4

4

4

4

4

をみると「厳しく 言えば，じゃあ火力発電 所だと44れるということであり．一方の線しか引かれてい事故を起こしてもいいのか．原発だから 事故を起ない場合は，一致した意見が見られるということ

こしちゃいけない ，そんなことはないでしょう．

である．

［省略］
，飛行機だって落ちちゃいけない． だから〈依存しない社会〉「福島原発事故の経験」は主張

原発 は事故を起こしちゃいけない産業 である と，全体を通して，多くの実線が見られ共感度の高さが殊更書かなくていい，当たり前」などの発言がある．

4

4

4

4

4 4 4 4

うかがえる．特に 放射線の病気は長く続く，だか③のグループでは，
「政府」
「説明」
「主張」
「影響」
「自

ら原発と言うのは事故を起こしちゃいけない産業で分」「他人」「故郷」の語の強い関係があり，具体的ある は，ほとんどのグループが共感を示している．

〈政府の
には，
「政府の説明とも関連してくるけど，

ただし，〈依存しない社会〉 だから原発と言うの説明〉の現時点で健康被害に影響があるとは考えには事故を起こしちゃいけない産業である には，共くいと言っているところに疑問があって，放射能の

4 4

4 4

4 4

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑540

図７ 〈依存しない社会〉「福島原発事故の経験」の共起ネットワーク

事故は長く続くと思っているので波線」という意見があった．
④のグループを見ると，
「広島」
「発症」
「イメージ」
4

4の 関 係 が 強 く「 長 崎 と か 広 島 の 被 爆 者 の 方 の4 4 4 4

イメージが強い」という声があり．広島長崎の原爆投下後の放射線の被害と関連付けて発言する人がいた．
最後に⑤のグループでは，「テレビ」「ニュース」「福島」「チェルノブイリ」の間の関係が強く，チェ
ルノブイリの事故報道を想起し，福島原発事故の影響を気にしている人がいた．

4.3 〈利用する社会〉「新規制基準への対応」
図８は〈利用する社会〉「新規性基準への対応」
に関するグループワークである．
〈利用する社会〉の これまで以上に厳しい新規制基準が施行されたについては，「その通り・共感できる・わかる」という受け止めと，「違う・共感できない・わからない」

図８ 〈利用する社会〉「新規制基準への対応」のグループワークという両方の受け止めが見られた．
〈利用する社会〉が求められる にはほとんどのグループが共感を示の 福島事故を教訓とし，日本の自然災害（地震・している．最後の２行目の 安全性・信頼性の向上

津波のほか火山・竜巻・森林火災）を考慮した対策に努めている では両方の受け止めがみられた．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑5

4.4 〈利用する社会〉「新規制基準への対応」についての受け止め

41

もまた何か起こった時は大丈夫かなと思う」というように，福島原発事故を引き合いに，想定外の被災があった時の安全に対する不安の声があった．

２回以上出現した頻出語（名詞，サ変名詞，形容③のグループでは，
「波線」
「信頼」
「安全」
「原発」

動詞，地名，形容詞，強制抽出）を分析対象（Tableの結びつきがみられる． これは，〈利用する社会〉

B5）とし，図９の共起ネットワークを描いた．

の主張の 自主的な取り組みを進めて安全性・信頼

特徴的なトピックを取り上げると，図９の①の性の向上に努めている に対する発言である．具体

グループをみると，最も頻出している語は「実線」

的には，「事故が起こると，後から検証して，あそ「当たり前」「施行」「厳しい」「意味」との結びつき

こが漏れていたとか，［省略］，原発に限らず出てくが見られる．具体的な発言としては，「 これまで以る．ましてやあれほどの事故が起こって， 安全性

上に厳しい新規制基準が施行された に実線．それや信頼性に務めている だろうけど，本当に真剣にも施行されたのは事実だと思う．逆にこれまでと一やっているのかと思う」という声がある．自主的な緒ということはないかな．事故後にそれに見合った取り組みに対する実効性に疑問がもたれていた．そのを作るのは当たり前」という声があり，福島原発の他「 自主的な取り組み が具体的にどういうこと事故を受けて新規制基準が施行されているのだからかわからない」という発言がある．抽象的な情報で厳しいのは当たり前と捉えている人がいる．

はわからないということだった．

4

4

4

4

4

4

4

4 4

4 4 4 4

4 4

4

4

4

4

②のグループをみると，
「事故」
「福島」
「想定」

最後に④のグループをみると，
「疑問」
「単純」の

「津波」
「基準」という語の結びつきが見られる．

結びつきがあり，具体的には「単純に 新規制基準

具体的な発言としては，「福島の事故のときも地形は一体何かと疑問に思ったから波線」とする意見が的に津波が起こりやすいと想定されていたけど，そ見られた．馴染みの薄い専門用語が使われると，情

れ以上のことが起きたから，新しい基準と言われて報共有が難しい様子である．

4

4 4

4

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4 4

4 4

4 4

4 4

※図中「５行目」は，〈利用する社会〉「新規制基準への対応」の ʻ 安全性・信頼性の向上に努めている ʼ を指す．

図９ 〈利用する社会〉「新規制基準への対応」共起ネットワーク

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑542

4.5 〈政府の説明〉「福島事故からの復興・再生のために」
図 10 は〈政府の説明〉のグループワークの結果である．全体を通して，「その通り・共感できる・わかる」という部分は少ないが， 国民の理解と協力を得ながら，地元と共に，国も東京電力も，なすべきことは一日でも早く，という姿勢で取り組ん「共感する」と「共感しない」
でいく については，の両方の受け止めがあった．
特に，最後の２行 「放射線による健康影響があるとは考えにくい」と評価している については，
ほとんどのグループから賛同が得られず，調査参加者の強い感情が表れている．

4.6 〈政府の説明〉「福島事故からの復興・再生のために」に対する受け止め
２回以上出現した頻出語（名詞，サ変名詞，形容

図 10 〈政府の説明〉「福島事故からの復興・再生のために」のグループワーク

動詞，地名，ナイ形容，副詞可能，副詞，形容詞，
強制抽出）を分析対象（Appendix B の Table B6）

プでは，
「健康」
「影響」
「放射線」が頻出し「実際」とし，図 11 の共起ネットワークを描いた．

「多い」の結びつきがみられる．これは〈政府の説明〉

特徴的なトピックとしては，図 11 の①のグルーの 「放射線による健康影響があるとは考えにくい」

図 11 〈政府の説明〉「福島事故からの復興・再生」に対する受け止めの共起ネットワーク

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑543と評価している に対する発言である．具体的には，がないねと考えられるけど」という発言がある．数「放射線 というそれ自体怖いイメージがあるので．

値の伴ったわかりやすい根拠を示さず 影響がある

4

4

4 4

4

4 4

影響も実際に出ているニュースとか映像も見ているとは考えにくい と言い切ることが，むしろ「実は

［省略］
，他に
から， 考えにくい とは言えない．

影響があることを隠しているんじゃないか」といも 放射線の影響 が出ているんじゃないかと思う」

う，
疑いを抱かせたのではないかと思われる．また，という意見がある．

検討委員会 についての説明が不足したことによ

4

4

4

4

4

当該の語の結びつきに関連するコメントを発している人は７人いる．表４に７人の賛同できない理由を整理すると，
過去ニュースを根拠とする人が４人，り，結論にいたる経緯の透明性が示されていなかっ
たことも影響したかもしれない．
④のグループは，〈政府の説明〉の 国民の理解と放射線の影響があると考える人が４人，放射線の恐「波線」
協力を得ながら に対するコメントであり，怖を訴える人が１人いる．７人のうち３人について

「全く」
「協力」
「理解」
「疑問」の結びつきがみられる．

は 放射線による健康影響があるとは考えにくい

具体的な発言をみると，「ニュースを見ているとということの根拠を求める発言が見られる．
当該の，理解 と協力 を得ていることもあると思うけど，〈政府の説明〉は，筆者が作成しているため責任は全てに対して 理解 と協力 を得られているのか，筆者にあるが，影響評価の根拠を文字数が増えても得ながら取り組んでいるのか疑問がわいた」などが丁寧に触れる必要があったと思われる．

ある．

4

4

4

4

4

4

4

4

4 4

②のグループでは，「疑問」「診断」「レントゲン」

最後の⑤のグループをみると，
「本当に」
「本当」

があり，具体的な発言をみると，「レントゲンで健

「気持ち」
「事故」
「話」
「今」
「評価」
「被害」
「調

康診断を受けたときに次は間隔をあけるように言わ査」という結びつきがある．具体的な発言としてれている．ということはそれだけ害があるものだとは，「本当なのかと思うので，そのまま受け入れら思うので， 健康に影響があるとは考えにくい とれない」との受け止め例がある．その他，〈政府のいうのはどうなのかと思う｣と受け止める人がいた．

説明〉の中にある なすべきことは一日でも早くと③のグループでは，「数値」「ニュース」「高い」「検いう姿勢で取り組んでいく に対して賛同しないと

討委員会」
「不明」
「問題」の結びつきがみられる．

する発言として，「本当に真伨な気持ちで取り組ん

具体的には，「実は 健康に影響がある ことを隠しでくれているのかと思う」というように，組織に対ているんじゃないかと思う． 検討委員会 もどうする信頼を疑う声があった．

4

4

4

4

4

4 4

4

4

4

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4

4

4

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4

4

4

いうところか不明だし．そこでたとえば何パーセン
4 4

4 4

トの方がどうであると数値が出ていれば健康に問題
表４

図 11 の①グループ ʻ 放射線 ʼ の関連発言一覧とその発言に賛同しない理由৅੉ஈଣೝ଍峼ຉ峝峐岮峵୫峣੟峒岵岬島峊岻岮岻峵岮岻峔岮峒岵岮岰嵔嵁嵓峼੉峍峐岮峉સ峕௏೨峕୶஭岶
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INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑544

5. 福島原発事故を受けて，自分が住んでいる地域の電力会社に期待すること力」「発電」の結びつきがみられる．具体的な発言
4

4

4

としては，
「電力会社としては，今止めると他は火4 4 4力発電しかない．風力も水力もあるかもしれないけ
4 4

福島原発事故に関する比較テーマのインタビュー

ど，現状では原発なしでは難しい．ただ国民の頭のの後に，「福島原発事故を受けてあなたがお住いの中では原発は危険だというのがある．電力会社とし地域の電力会社はどうすべきか」という質問を行って，国民の意見に答えるのにはどうしたらいいかとた．こちらについても，発言録をもとに図 12 の共いう姿勢を，どんどん出していくべきじゃないのか

起ネットワークを描いた．対象は２回以上出現したな」と言った発言がみられた．

頻出語（名詞，サ変名詞，形容動詞，組織名，地名，
強制抽出）とした（Appendix B の Table B7）．

4 4 4 44 4

4 4③のグループでは，
「自分」
「関西」
「地域」
「原子
力」
「電気」
「シミュレーション」「可能」が強く結44

特徴的なトピックを取り上げると，図 12 の①のびついている．具体的な発言としては，「もし関西グループでは，
「福島」
「教訓」
「安全」
「電力」
「東

の方の原子力発電所が何かでストップしたときに，

日本大震災」
が多く頻出し強い結びつきがみられる．

［原子力以外の発電所が］どう［電気を］補うとか具体的な発言をみると「南海地震とか東日本大震災のシミュレーションをやって，自分達の地域に［安で経験したことよりひどいことがくるかもしれない

定して電気が供給されるのかという情報］を教えてこともあり得るので，［省略］，そのために新規制基

くれたらよい」や「［電力の供給について］原子力

準とかがあると思うので，そこは安全第一に企業のとか火力だけに頼らずに他の可能 性を探しながら利益よりもこちらの安全を優先していただきたい」

やっているのか，その辺をもうちょっと私達にも教というものがあり，福島原発事故以上の自然災害のえてくれたらいいかなと思う」という発言があった．

発生の可能性を踏まえ，安全を最優先して事業活動

このほか，④のグループでは，
「公開」
「影響」
「対応」

4 4 4 4 4 4

4 4を行ってほしいという要望が多く見られた．
②のグループを見ると「国民」
「意見」
「会社」
「火

図 12

4

4

4

4

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4 4 4 4 4 4 4 4

4

4 4

4

4 4

4 4

4

4

4

4

4

「日本」
の結びつきがみられ，
具体的な発言としては，「それ［福島原発事故］と同等のことが起きたときに，

福島原発事故を受けて，自分が住んでいる地域の電力会社に期待することの共起ネットワーク

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑5

4

45

4

どれだけの影響があるのかを，そこに住む人にも，感じやすいということからわかりやすいという評価

日本国内にも公開していくべきだと思う．起きる可がされるものの，根拠があるのか，
本当なのかといっ

能性と，起きたときにどういう対応ができるのかをた点に懐疑的な様子がうかがえる．

4 4

4 4

4 4

4 4

情報公開するべき」という意見がみられた．大規模原子力を〈利用する社会〉の主張は，記載内容が災害が発生した際の原子力発電所の備えや安全対策

難しくてわからないと受け止められ，原子力に〈依に関する情報だけでなく，電力の供給に対する備え存しない社会〉の主張は，事実かどうかがわからなについても情報提供してほしいという声があった．

いと受け止められている．こうした傾向を少なくす

原子力発電所を持つ電力会社では，新規制基準施ることが，自然な形で原子力の情報に触れ，共に考行後の安全性を高める安全対策の取り組みや，万がえる環境づくりには重要であると考えられる．

一，重大事故やテロが発生した場合の対処や備えに

原子力に〈依存しない社会〉「福島原発事故の経験」

ついて，ホームページやパンフレットの配付等で情についての受け止めをみると，これを一方的な情報報公開している．また，従来から，原子力発電所か提供であると考える調査参加者がおり，主張内容にら放出された放射性物質が周辺環境に及ぼす影響を対する不信感が生れている可能性がある．
〈利用す

確認するため，大気中の放射線量を 24 時間監視しる社会〉 新規制基準への対応 についての受け止測定結果をホームページに公開している．しかし，めでは， 自主的な取り組みを進めて安全性・信頼そういった情報が公開されていることの認知度は低性の向上に努めている と表現しているが，それだ

いのが現状である．

けでは抽象的でわからないという受け止めがある．

最後の⑤のグループでは「関西電力」という言

また， 新規制基準 という言葉について，馴染み葉が多くでており，「ネット」と強く紐づいている．

の薄い専門用語が使われており，その結果，情報共

具体的な発言としては，「原発事故が起こった場合，有が難しいことがうかがえた．

どこまで放射線が影響するのかネットで調べたこと〈政府の説明〉「福島事故からの復興・再生のため4 4 4があって，滋賀県の湖北の方だった．それを見て大に」の 放射線による健康影響があるとは考えにく

阪まで来ないと安心したところがあった」と具体的いと評価している に対して，賛同する調査参加者にインターネットで調べたという例もあった．

はおらず，裏に「何かあるのではないか」という不信感が生まれていた．ここでは， 影響があると

6. 考

察

は考えにくい という評価に至った経緯の不透明性
や，数値を伴うわかりやすい根拠がなかったために

以上，原子力発電再稼働の賛否について「どちら参加者自身が情報を整理し判断しようとするときでもない」と回答した層に，原子力発電に関する相に，役立つ情報が提供できていなかったことも考え

反する２つの主張を提示しその受け止めを整理し

られる．

た．
「普段見聞きする原子力発電の情報」では，原より多くの一般の生活者と共に，エネルギー・原子力に関する情報に対して興味・関心が薄く，積極

子力について考える環境をつくろうとする場合，情的に情報を収集し，自発的に話題にするテーマでは報発信の留意点として，以下の点を重視したい．原

ないことがわかった．ただし，福島原発事故以降，

子力発電に関する情報発信は，透明性に欠けると感

普段は気にならないとはいっても，自然災害が発生じられる場合や，一方的な情報提供と受け止められしたときや自然災害に伴って停電が発生した際にる形をとった場合には，情報発信者と受け取る側では，原子力発電所の状況が意識されるようになっての情報の共有が難しくなり不信感が生れる可能性がいると思われる．

ある．専門用語を可能な限り避けて，根拠としての２つの主張の受け止めを比較すると，原子力を〈利

数字をわかりやすい形で活用し，より生活に身近用する社会〉の主張については，言葉が難しく，項に感じられる情報を含めて伝えることが，エネル

目・文字が多い，身近な表現になっていない，など

ギー問題を共に考える環境づくりに，役立つものとから理解が難しいと受け止める調査参加者がいる一考える．

方で，数字を使った情報提供を評価するという参加者がいた．原子力に〈依存しない社会〉の主張は，難しい内容ではないという受け止めが多く，身近にINSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑5

46

謝

辞

本研究の実施にあたって，大阪学院大学 情報学部 田中豊教授にご助言をいただきました．ここに深く感謝申し上げます．

引用文献
エネルギー環境会議（2012）．革新的エネルギー環
境戦略．
閣議決定（2018）．エネルギー基本計画．
関西電力株式会社（2018）．関西電力がお届けする電気の話 EL MESSAGE かんでんエル・メッ
セージ．
北田淳子（2015）．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，INSS JOURNAL Vol．22，27‑46.
小泉純一郎（2017）．abemaTV 2017 年９月１日 小泉純一郎元総理インタビュー 2018 年８月１日確認．
小泉純一郎（2018）．原発ゼロ，やればできる，太田出版．
日本原子力文化財団（2017）．原子力総合パンフレッ
ト 2017．
樋口耕一（2014）．社会調査のための計量テキスト
分析 ‑ 内容分析の継承と発展を目指して，ナ
カニシヤ出版．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑5

Appendix A
Table A 1

原子力発電を〈利用する社会〉の主張

Table A 2

原子力発電に〈依存しない社会〉の主張

47

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑548

Appendix
AppendixB
B
Appendix
B
Appendix
B
Appendix Bਈ৵লਠਯTable B 1 「普段見聞きする原子力発電の情報」の頻出語

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Table B 2 「原子力発電を〈利用する社会〉の主張」の頻出語
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Table B 3 「原子力発電に〈依存しない社会〉の主張」の頻出語
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Table B 4 「〈依存しない社会〉福島原発事故の経験」の頻出語
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INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑5

49

Table B 5 「〈利用する社会〉新規制基準への対応」の頻出語
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Table B 6 「〈政府の説明〉福島事故からの復興・再生のために」の頻出語
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Table B 7 「福島原発事故を受けて，自分が住んでいる地域の電力会社に期待すること」の頻出語
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INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑650

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
Change in perception of people towards information
about exceeding 40 years of operation for nuclear power plants
幸前

秀治（Hideharu Kouzen）＊1

要約
関西地域の都市部に住む市民 63 名を対象に，国や電力会社から公開されている原子力発電所の 40 年を超える運転（以下「40 年超運転」という．）に関する資料を用いてグループインタ
ビュー調査を実施し，40 年超運転に対する情報の受け止め方を，説明前と説明後を比較して把握した．40 年超運転について聞いたことがあるという人は，説明前にも少数いたものの，詳しい内容を知っている人はいなかった．
40 年超運転についての考えを質問したところ，「40 年超運転があってもよい」という人は，説明前では 22 人（35%）であったが，説明後は 41 人（65%）に増加した．そのように思った理由としては，「メンテナンスが行われている」という意見が 19 人中 11 人と最も多かった．このように都市部の人々には，原子力発電所では従来から日々の点検や約１年毎の定期点検に加え，40 年
以降も健全に運転できるようメンテナンスが実施されていることが殆ど知られていない可能性が
ある．
キーワード

40 年超運転，コミュニケーション，グループインタビュー調査

Abstract
We conducted a group interview survey for 63 persons living in urban areas of
the Kansai region to understand the change in their perception of information about operations
exceeding 40 years for nuclear power plants. The participants were given information descriptions
for exceeding 40 years of plant operation that had been prepared by the national government
and electric power companies. Before hearing the explanation about the information, we foundthat only a few participants were concerned about it, but no one knew the detailed contents.
For the question“Do you think the nuclear plant can be operated for over 40 years?” we found
22 persons（35%）
among 63 persons held opinions saying that “more than 40 years of operation
may be allowed”. However, after hearing the explanation and a brief Q&A session about it, thenumber increased to 41 persons（65%）．
After the explanation, among the 19 persons who changed
their opinion that “more than 40 years of operation may be allowed”, the reason for thinking so
was that 11 persons thought that “maintenance is being performed”．
There is a possibility that urban residents had not known the facts about performing maintenancefor nuclear power plants so that they can be operated by daily inspections and regular inspectionsof about one year intervals, in addition, to special inspections conﬁrming that the durability ofimportant facilities for safety could be assured even for an operating period of 60 years．
Keywords

exceeding 40 years of operation of nuclear plants，communication，group interview survey

1. はじめに

１回に限り，20 年を上限として延長することを認める制度が創設された＊ 2（縄田 , 2016）．

2011 年３月に発生した福島第一原子力発電所事

運転期間の延長に当たっては，原子力規制委員会

故を踏まえて，2013 年７月に施行された原子炉等が定める新規制基準に適合することが求められ，さ規制法では，原子力発電所の運転期間を運転開始からに 40 年以降の長期間の運転に伴い生ずる原子炉

ら40年とし，
その満了までに認可を受けた場合には，

その他の設備の劣化の状況を踏まえ，延長しようと＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所＊ 2 2012 年６月の原子炉等規制法改正と原子力規制委員会発足の前には，運転期間の上限について原子炉等規制法上の規定はなかった
ものの，原子力発電所の高経年化対策が講じられ，30 年，
さらには 40 年を超えた原子力発電所の運転が行われつつあった．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑651

する期間において安全性を確保するため原子力規制

く時間を設けた．調査時期とサンプル数の実績は，委員会が定める基準に適合していると認められると以下のとおりである．

きに限り，延長の認可をすることができると定めら・調査時期：2018 年 10 月 ~12 月

れている．

・サンプル数：男性 32 人，女性 31 人

関西電力株式会社では，2016 年末までに高浜発
電所１・２号機，美浜発電所３号機において 60 年

3.2 情報提供資料の作成

までの運転期間延長について原子力規制委員会の認この調査では，上述の資料を参考にして，表１に可を受け，現在，安全対策工事を実施中である．
このため，今後，原子力発電所の 40 年以降の運示す情報提供資料を作成した．

転（以下「40 年超運転」という．
）について，人々表１の関心が高まっていくことが予想される．

１．原子力発電のしくみと従来からの取組み
・原子力発電のしくみ
・原子力発電所のしくみ
・設計の工夫と多重防護・放射性物質を５重の壁で閉じ込める・放射線量の測定・監視２．福島第一事故の教訓と新規制基準
・福島第一原発事故における教訓・強化した新規制基準
・意図的な航空機衝突などへの対策
３．新規制基準を踏まえた原子力発電所の安全対策
・地震対策（想定する地震の大きさの見直し）
・地震対策の例（配管補強）
・津波対策（想定する津波の大きさの見直し）
・津波対策の例
・重大事故対策（1）電源の強化
・重大事故対策（2）冷却機能の強化
・事故時の対応能力の向上（初動および召集体制の強化）
・重大事故に備えた訓練
４．40 年を超える原子力発電所の安全対策
・40 年を超える原子力発電所の運転について
・40 年前の原子力発電所は設計が古くて安全性が低いか？
・メンテナンスとは・設備や機器のメンテナンス
・取替えが難しいものはどうするか？
５．40 年を超える原子力発電所は必要か・各電源の発電（燃料）コスト
・各電源の CO2（二酸化炭素）排出量・運転期間を延長しなかったらどうなるか？

今回の調査では，被験者に対して，40 年超運転に関する資料を用いて説明を行うインタビュー調査を実施し，40 年超運転に関する情報を提示する前と後での受け止め方の比較と，情報提供することが望ましいと思われる項目についての調査結果を報告する．

2.

提示した資料一覧

40 年超運転に関する資料
本調査で用いた情報提供資料について説明する．
高浜発電所など新規制基準に適合すると認められた原子力発電所については，原子力規制委員会による新規制基準適合性に係る審査結果に関する資料（原子力規制委員会 , 2016）が公表されている．
また，関西電力会社からは，原子力発電のしく
み，新規制基準を踏まえた安全対策，40 年超運転に伴う安全対策，40 年超運転の必用性に関するコ
ミュニケーションに活用することを目的とした資料（関西電力，2017）（関西電力，2018）が公表されている．これらの資料を，本調査において提供する情報を作成する際に参考資料として活用した．

3. 調査方法
3.1 調査概要

情報提供資料は５部構成とした．
最初に，「原子力発電のしくみと従来からの取組

関西地域の都市部に住む 20 歳〜 50 歳代の男女を対象＊3に，性別毎に４人で１グループを構成してインタビュー調査を計画した．

み」と題して，原子力発電所の仕組みなど原子力発電に関する基礎的な事柄を説明し，以降の説明の参考とした．

調査は１日あたり男・女１グループずつ，８日間第二に，「福島第一事故の教訓と新規制基準」とで実施した．調査時間は各回とも２時間とし，のべ題して，福島第一原子力発電所事故の教訓に基づい70 分程度説明を行い，その後に 40 分程度意見を聞て，重大事故の発生を防止するために強化された新＊3

被験者の募集にあたってはランダム化の方法はとられていない．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑652㸲㸬㸯 ཎᏊຊⓎ㟁ࡢ฼⏝࡟ࡘ࠸࡚ࡢពぢ

規制基準の策定を紹介した．
第三に，「新規制基準を踏まえた原子力発電所の安全対策」と題して，新規制基準を踏まえて高浜発
電所で行われている安全対策について具体的な内容するのがよい」，「利用もやむをえない」
，
「他の発電
に頼る」
，
「利用すべきでない」という４択で質問した．
得られた結果を図１に示す．

を説明した．

㻜㻑第四に，「40 年を超える原子力発電所の安全対策」と題して，原子力発電所で従来から行われているメ
ンテナンスと，40 年を超える原子力発電所の安全㻝㻜㻑 㻞㻜㻑 㻟㻜㻑 㻠㻜㻑 㻡㻜㻑 㻢㻜㻑 㻣㻜㻑 㻤㻜㻑 㻥㻜㻑 㻝㻜㻜㻑ㄝ᫂๓を確保する仕組みについて説明した．

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最後に，「40 年を超える原子力発電所は必要か」と題して，発電（燃料）コスト，発電時に CO2 を排出しない原子力発電のベネフィット，40 年を超える原子力発電所の必要性について説明した．

3.3 調査の内容
本調査では，
前項で示した情報提供資料を配付し，説明台本により順を追って説明した．
各説明の後に，資料の内容について質問があった場合には，出来る

㸱㸬㸱
ㄪᰝࡢෆᐜ
限り補足説明を行うなど双方向的な質疑応答を行った．
その上で，次に示すインタビュー調査，質問紙調査を実施した．
（1）インタビュー調査
資料を前述の順に説明した後，被験者に，それぞれの項目の内容や提示資料について意見を求めた．
（2）質問紙調査図１

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説明を聞く前の原子力発電に対する態度ᅗ 1 ㄝ᫂ࢆ⪺ࡃ๓ࡢཎᏊຊⓎ㟁࡟ᑐࡍࡿែᗘ
図１で，「利用もやむをえない」という人は 34 人
（54%）で最も多く，次に「他の発電に頼る」という人は 15 人（24%）であった．
「利用するのがよい」と「利用もやむをえない」を合わせて「利用肯定」とし，「他の発電に頼る」と「利用すべきでない」
を合わせて「利用否定」とすると，利用肯定は約７
割，利用否定は約３割であった．
この質問は，北田（2019）が 2018 年 10 月に実施
した世論調査と同一の質問文としており，北田の結果と比較すると，利用肯定が約１割多い．
本調査では，原子力発電をテーマとするインタビュー調査であることを示して募集を行ったため，原子力発電の利用に関心を持つ人が多く参加していることが推定される．

インタビュー調査の前後における被験者の意識変化を把握するため，説明の前後において，事前アン
ケート，事後アンケートを実施した．事前アンケー

4.2 40 年超運転に対する不安㸲㸬㸰  ᖺ㉸㐠㌿࡟ᑐࡍࡿ୙Ᏻ

トは被験者に事前に送付し，座談会当日の受付時に事後アンケートにおいて，40 年超運転に対して回収した．事後アンケートは，座談会における全て

どの程度不安を持っているのか，
説明前の不安感と，の質疑応答が終了した後に配付して，記入を求めた．

説明後の不安感について質問した．得られた結果を質問文の内容は説明の前後において基本的に同一

図２に示す．

とした．
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4. 調査結果
インタビュー調査および質問紙調査を実施した結果から得られた意見は以下のように整理できる．

4.1 原子力発電の利用についての意見

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40 年超運転に対する不安

事前アンケートにおいて，原子力発電の利用につᅗ 2 40 ᖺ㉸㐠㌿࡟ᑐࡍࡿ୙Ᏻ
説明前では，「少し不安だった（35%）
」という人いての意見（以下「利用態度」と略す）を，「利用が最も多く，次いで，「かなり不安だった（27%）
」ᅗ 240 ᖺ㉸㐠㌿࡟ᑐࡍࡿ୙Ᏻ
INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑653

「非常に不安だった（25%）
」という人が多数であり，「それほど不安はなかった（13%）
」という人は少なかった．
説明後は「それほど不安はなかった（41%）
」，「少し不安だった（40%）
」という人が多数となった．
一方，「かなり不安だった（11%）
」，「非常に不安だった（8%）
」という人を合わせると，説明前の約半数から２割程度に減少した．
資料と説明によって，40 年超運転に対する不安が軽減されているといえる．

4.3 40 年超運転についての態度㸲㸬㸱  ᖺ㉸㐠㌿࡟ࡘ࠸࡚ࡢែᗘ

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図４

40 ᖺ㉸㐠㌿࡟ᑐࡍࡿែᗘࡢ᥎⛣40 年超運転に対する態度の推移

事後アンケートにおいて，説明前と説明後における 40 年超運転についての意見（以下「40 年超運転

青色で示すように，説明前に「40 年で廃止」ま

に対する態度」とする）
を，「40年超があってもよい」，

たは「どちらともいえない」と回答した 39 人は，「どちらともいえない」，「40 年で廃止」という３択

説明後には「40 年超があってもよい」（19 人），まで質問している．得られた結果を図 3 に示す．

たは，「どちらともいえない」（４人）という肯定側

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えない」と回答した 25 人では，16 人（64%）が「40年超があってもよい」という意見に変化した．

ㄝ᫂๓

一方，
赤色で示すように，説明前に「40 年超があっㄝ᫂ᚋてもよい」と回答した 23 人のうち１人が，説明後㻠㻜ᖺ㉸䛜䛒䛳䛶䜒䜘䛔㻠㻜ᖺ䛷ᗫṆ

図３

ᅗ 3の意見に変化した．特に，説明前に「どちらともい䛹䛱䜙䛸䜒䛔䛘䛺䛔↓ᅇ⟅

説明の前後での 40 年超運転に対する態度に「どちらともいえない」，また，説明前に「どちらともいえない」と回答した 25 人のうち１人が「40年で廃止」という否定側の意見に変化した．

ㄝ᫂ࡢ๓ᚋ࡛ࡢ 40 ᖺ㉸㐠㌿࡟ᑐࡍࡿែᗘ

説明前と説明後の 40 年超運転に対する態度の関

説明前では，「どちらともいえない（40%）
」とい係を見るために，相関分析を行った．その結果，説う人が最も多く，次いで，「40 年超があってもよい

明前と説明後の 40 年超運転に対する態度の間には，（38%）
」が多かった．一方，「40 年で廃止」という正の相関が認められた（r=．633，p<．001）．

人が 22% であった．

説明後の態度が説明前の態度に影響されていると説明後は「40 年超があってもよい（65%）
」とい考えられるが，全 62 人中肯定側に意見が変化した

う人が最も多くなった．次いで，「どちらともいえ人は 23 人（約 37%）
．否定側に変化した人は２人（約ない（21%）」という人が多かったが，説明前に比3%）であり，説明によって 40 年超運転を容認する

べて比率は半減している．
「40 年で廃止」という人人が増加している．

は 22% から 13% に減少した．

資料と説明によって，40 年超運転に対する態度が肯定側に変化したといえる．

次に，説明の前後における，40 年超運転に対する被験者の態度の推移（図３）を分析した．その結果を図４に記す．

次に，説明の前後で 40 年超運転に対する態度が変化した人（図３）の主な意見，理由を図４の①か
ら⑤の区分毎に整理した．その結果を表２，表３に

図４において，黄色で示すように説明後も説明前と同じ意見を維持した人は，「40 年で廃止」（７人），

記す．また，この分類の根拠となった意見の区分と概要を，末尾の付録１に整理した．

「どちらともいえない」（８人），「40 年超があってもよい」（22 人）であった．

説明後に否定的な意見に変化した人のうち，図４

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑654

表２

⾲ 3 ㄝ᫂ᚋࡢ୺࡞ពぢ࡜⌮⏤
否定側に変化した人の主な意見

区分

否定側に変化した人の主な意見①

・メンテナンスとかをやっているのはよくわかったが，ヒューマンエラーが心配（１人）②

・運転期間延長，新設どちらがいいのか分からない（１人）

㻠㻜ᖺ㉸㐠㌿䛻ᑐ䛩䜛ែᗘ䞉ㄝ᫂ᚋ

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区分

説明後の主な意見と理由

肯定側に変化した人の主な意見
・メンテナンスが実施されている（10 人）௚䛾Ⓨ㟁䛻㢗䜛

・60 年で廃止した後の電力供給に懸念（３人）③

・原子力発電のベネフィットがある（発電コスト）（１人）

฼⏝䛩䜉䛝䛷䛺䛔

・日本の技術を信頼している（１人）
・その他（安全対策が実施されている）
（１人）
④

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表３

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・その他（安全対策が実施されている）（２人）
・メンテナンスが実施されている（１人）
・メンテナンスが実施されていることは分かったが，どちらともいえない（３人）
・60 年で廃止した後の電力供給に懸念（１人）

図５ 40 年超運転に対する態度の推移
ᅗ 5 40 ᖺ㉸㐠㌿࡟ᑐࡍࡿែᗘࡢ᥎⛣     （原子力発電の利用態度別）(ཎᏊຊⓎ㟁ࡢ฼⏝ែᗘู)

利用肯定層においては，40 年超運転に対しよりの①で示す１人は，「メンテナンスとかをやってい肯定的な方向に意見が変化している人が多い．特にるのはよくわかったが，ヒューマンエラーが心配」，

説明前に「利用もやむを得ない」と思っていた人のまた，図４の②で示す１人は，「運転期間延長，新

うち，40 年超運転について「どちらともいえない」

設どちらがいいのか分からない」という意見であっと回答した 14 人は，説明後に 10 人（71%）が「40た．なお，この２人は，説明前において原子力発電

年超運転があってもよい」と肯定側に変化している．

の利用については「利用もやむを得ない」と回答し利用否定層のサンプルは少ないものの，説明前のており，原子力発電の利用を前提した意見であり，「40 年で廃止」から説明後に「どちらともいえない」

特に後者は 40 年超運転よりも原子力発電所の新設に変化した人が７人中３人，説明前の「どちらともが望ましいと考えていたことがうかがえる．

いえない」から説明後に「40 年超があってもよい」

説明後に肯定側に意見が変化した人のうち図４のに変化した人が７人中３人だった．

③④に示す「40 年超があってもよい」と回答した
人の場合，原子力発電所でメンテナンスが実施され

4.4 40 年超運転に対する主な受け止めていることや安全対策が実施されていることを理由にあげる人が多かった．一方，図４の⑤で示す「どインタビュー調査中に得られた意見のうち，原子

ちらともいえない」と回答した人では，「メンテナ

力発電所の 40 年超運転について被験者に理解されンスが実施されていることは分かったが，どちらとた，あるいは疑問を抱かれたと思われる主な項目を，もいえない」という意見の人が多かった．メンテナ

表４に整理した．

ンスを実施しているという説明を聞いた結果，「40

今回の被験者には，原子力発電について詳しい知年で廃止」という意見から変化したことがうかが識を持っていると思われる人はいなかった．またえる．

40 年を超える原子力発電所の運転について，ニュースで見聞きしたことがある人は少数いたが，40 年

最後に，図３に示した意見の推移について，説明を超えて 60 年まで運転ができる制度があること，前における原子力発電の利用態度毎に図５に整理

また，40 年を超えて 60 年まで運転するための安全した．

対策が実施されていることなど詳細を知っている人は殆どいなかった．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑6

表４

被験者が理解した，あるいは疑問を持ったと思われる主な事項区分

主な内容

40 年という ・建物，人間など全ては，年数とともに劣化するものであり，40 年は長い
年数に対す
る受け止め
・原子力発電では従来からメンテナンスが行われていること理解された
・40 年以降の運転を見込んだ検査，メンテ
内容
ナンスが行われていること
疑問点

・40 年超運転を安全とする根拠は何か
・40 年超運転の制度に対する疑問

まず，40 年という年数に対して，一般的に，建物，

55

ついて日本と同様に 20 年間の期間延長制度があり，既に約半数の 45 基（2018 年２月末時点）が 40 年超運転を実施している」ことを補足説明した．これに対しては，例えば，「運転期間の延長については今
日初めて知ったが，日本以外に例があるのであればという気持ちもある」，「（40 年超運転に関する技術を各国と）共有しているのか」と発言する人がいるなど，海外では既に 40 年超運転が実施されているという事実を肯定的に受け止めていると思われる例
があった．

5. 考察

人間など全ては，
年数とともに劣化するものであり，
これらについても 40 年は長いという印象を持って

5.1 40 年超運転についての意見の変化いた人が多かった（例：「家でも 60 年前の家は古い」，「１歳の人と 60 歳の人は全然違う」）．この尺度を原

本調査の被験者には，原子力発電について詳しい

子力発電所に当てはめて，40 年は長いという印象

知識を持っていると思われる人はいなかったが，40があり，さらに，これに加えて原子力発電所を 20年という年数に対して，建物，人間など全ては年数年延長して運転すると，さらに部品などが劣化してとともに劣化するが，これらについても 40 年は長

危険ではないかとの印象が持たれているように思わいという印象が持たれている．この尺度を原子力発れる．

電所に当てはめて 40 年超運転に対して何らかの不40 年を超える原子力発電所の安全確保について，安を感じていると思われる人が多かった．

特に，原子力発電所では日々の点検や，約１年ごと

また，本調査の被験者は，一般的な世論調査のサの定期点検など従来からメンテナンスを行っている

ンプルに比較して，原子力発電に対して肯定的な人こと，大型機器の取替えなどのメテナンスによってが多く，否定的な人のサンプルが少ないものの，資安全を確保していることについて，理解，納得する料を説明し質疑応答を行ったところ，肯定層，否定人が多数であった（例：「初めて聞いた」，「点検し層とも 40 年超運転に対する不安が低減し，40 年超ているのは今回よくわかった」）．

運転に対する態度が肯定側に変化している．

一方，40 年超運転にかかる年数の根拠について

このことから，表３で示したように本調査で用いの疑問（「40 年 +20 年という制度の根拠は何か，科た資料による説明によって，従来から原子力発電

学的な根拠はあるのか」），また，40 年超運転の制所でメンテナンスが行われていることや，40 年以度に対する疑問（「運転期間を 40 年と定めたのに最降 60 年まで延長しようとする期間において安全性

長 20 年プラスされるのはなぜかと思った，40 年をを確保するための対策が実施されていることを知っ

超えたら 10 年ごとにさらに詳しい点検をするのなて，40 年超運転に対する不安が低減し態度が肯定

ら，最初から 60 年と決めていても同じことじゃな

側に変化する傾向がみられると考えられる．

いか」）を持つ人が多かった．

4.5 海外の 40 年超運転に関する情報の受け止め5.2 40 年超運転について追加して説明することが望ましいと思われる情報
本調査では，被験者に 40 年超運転について説明

本調査では，調査時間の制約のため，海外におけする資料を配付し，「東日本大震災後，法律の改正

る原子力発電所の 40 年超運転に関する資料は提示

により，運転期間が 40 年と定められたこと．また，していないため，口頭説明も行っていなかった．

これまでのしくみに加え，取替えできない機器の詳

一方，一部のグループで海外の動向について質問

細な点検などを実施し，国の原子力規制委員会の認があった場合に，「例えば，米国には 40 年超運転に可を受ければ，１回に限り最長 20 年延長（最長 60

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑656年運転）できること」を示した．

よると，米国では原子力発電所は法律によって当初

さらに，この資料を提示しながら，「東日本大震

40 年を超えない期間で運転する免許が与えられる災前は，原子力発電所の運転期間を定める法律はな

が，免許は更新が可能であり 20 年を超えない範囲

く，毎日の点検や約１年ごとの定期検査などによりで延長が認められている．また，この更新の回数に安全性を確認するしくみになっていました．
震災後，は制限がないことが示されている．さらに，当初に法律の改正により運転期間は 40 年と定められまし

許可される 40 年という運転期間は，原子力発電所

た．また，これまでのしくみに加え，取替えできなへの投資が回収できて経済的に引き合うとされる期

い機器については詳細な点検などを実施し，国の原間を考慮したものであること，またこれは独占禁止

子力規制委員会の認可を受ければ，１回に限り最長の観点から設定されたもので，原子力発電の安全性

20 年延長，通算で最長 60 年運転できることになりや技術的・環境的要因に基づいて設定されたものでました」と口頭で説明した．

はないことが示されている＊ 4．

これらの説明に対して，表４で示したように，40

こうしたことについては，
調査時間の制約のため，年超運転の制度について質問する人が多かったの

本調査では補足説明することが出来なかったが，40

は，40 年という年数にどのような根拠があるのか，

年超運転の説明の際に，これらの情報を追加して提どのように安全が確保されているのかを疑問に思っ供することが望ましいと考えられる．

たためかもしれない．

最後に，上記で示したように，海外の 40 年超運

例えば，原子力規制委員会の更田委員長は，40

転に関する情報は肯定的に受け止められる傾向があ

年超運転の安全性について，記者会見（原子力規制る．この情報は，40年超運転が未知の技術ではなく，委員会 , 2018）において，「高経年化技術評価で見海外の規制機関の認可を得て運転されている実績にているような内容に関して言えば，40 年という期基づくことを示している．例えば松井（2019）は，間を経て，設置当初に仮定とか想定されたものの，世界で運転中の原子炉は 451 基であり，既に 14 か国

例えば，強度が落ちているとか，著しく脆化が進ん

で 86 基の原子炉が 40 年超運転を実施していることでいるという観点からすると，40 年という期間はを報告している．40 年超運転の説明には，こうし十分な余裕を持っていると．言いかえれば，60 年

た情報を追加して提供することが望ましいと考えらであっても随分余裕があると思っています」
と述べ，

れる．

また，
「運転期間によっての劣化が 40 年という期間
で著しく問題があるとは判断していない」とも述べ

6. おわりにており，40 年という年数は技術的な根拠によるものではない．

2018 年 11 月に日本原子力発電株式会社の東海第

その上で，更田委員長は，40 年超運転の制度に二発電所が，原子力規制委員会の認可を受け，これついては「運転延長に関しての申請が行われた場合

によりわが国において 60 年までの運転期間延長のには，（略），劣化の程度や，保全計画の妥当性を厳認可を受けた原子力発電所は４基となった．

正に確認した上で，問題がなければこれを認可する，

本件調査の被験者には，40 年超運転について詳

粛々と審査していって判断をしていくということにしく知っているという人はいなかったが，今後，新尽きると思います」と述べている．このように行政

たな原子力発電所で運転期間の延長が認可され，40機関として法律の定めに従って審査し，長期間の運

年超の原子力発電所の運転が再開される時には，転に問題がないことを確認し認可することが表明さ

人々の関心が高まっていくことが予想される．

れている．

本調査は少人数を対象としており，その点で限界

また，米国原子力規制委員会（U.S.NRC）のウェがある . しかし，説明前には 40 年超運転について不ブ サ イ ト（U.S.NRC,2019a），（U.S.NRC,2019b） に安を抱き制度に疑問を持つ人も，原子力規制委員会＊4

例えば，“ The Atomic Energy Act likewise allowed for nuclear power plants to renew their licenses. Congress selected 40 years
for nuclear power plant licenses because that was the time over which electric power plants typically were paid oﬀ in customer
rates. The 40-year license term was not based on safety, technical, or environmental factors.”（U.S.NRC，2019a），
もしくは，“ Economic and antitrust considerations, not limitations of nuclear technology，determined the original 40-year term
for reactor licenses.”（U.S.NRC，2019b）としている．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑657や電力会社などから公表されている情報を知り，自<https://www.nrc.gov/reactors/operating/

分自身で考える機会が設けられることによって，40

licensing/renewal/introduction/orientation/

年超運転への理解が広がる可能性が示されているように思われる．

orientation2.html#long >（2019 年７月 11 日）．
U.S. Nuclear Regulatory Commission.（2019b）．
“Backgrounder on Reactor License Renewal.

引用文献

・Introduction”<https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-

原子力規制委員会（2016）．高浜発電所１・２（３・４）号機の設置変更に関する審査書の概要<https://www.nsr.go.jp/data/000148305.
pdf>（2019 年７月 11 日）．
原子力規制委員会（2018）．原子力規制委員会記者会見録（2018 年 11 月７日）．
<https://www.nsr.go.jp/data/000252326.pdf >（2019 年７月 11 日）．
関西電力株式会社（2017）．越前若狭のふれあい 第48 号 運転開始から 40 年を超える原子力発電所って，本当に必要？
<https://www.kepco.co.jp/corporate/
profile/community/wakasa/ew/k̲
topics/48k̲topics.htm>（2019 年７月 11 日）．
関西電力株式会社（2018）．越前若狭のふれあい 第50 号 本当に大丈夫 ? 40 年を超える原子力発
電所の運転<https://www.kepco.co.jp/corporate/
profile/community/wakasa/ew/k̲
topics/50k̲topics.html >（2019 年７月 11 日）．
北田淳子（2019）．
「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 ─」，日本原子力学会 2019 年秋の大会予稿集
松井亮太（2019）．海外で主流となっている原子力 発 電 所 の 40 年 超 運 転， 電 気 事 業 連 合 会
Enelog Vol．35<https://www.fepc.or.jp/enelog/common/
pdf/vol̲35.pdf>（2019 年７月 11 日）．
縄田康光（2016）．原発の「40 年ルール」とその課題，
立法と調査 No． 381（参議院事務局企画調
整室編集・発行）<http://www.sangiin.go.jp/japanese/annai/
chousa/rippou̲chousa/backnumber/
2016pdf/20161003055.pdf>（2019年７月11日）．
U.S. Nuclear Regulatory Commission.（2019a）．
“Additional Information on Orientation. ･Why 40 Years?”collections/fact-sheets/fs-reactor-licenserenewal.html >（2019 年７月 11 日）．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑6

58

付録１

説明に対する意見区分

意見の区分（人）概要（主なコメント）①

ヒューマンエラーが心配（1）・いろいろ対策とかメンテナンスとかをやっているのはよくわかったが，実際に機械は原発に限
らずちゃんとやっていれば 100% 間違いは起きないが，結局原発でもどの分野でも扱うのは人間で，人間はヒューマンエラーを起こすもの．

②

期間延長，新設どち ・完全に新しいものに交換するか，安全性を確認して長く使っていくか，どっちが合理的なのか，らがいいのか分から専門的なことがわからないので何とも言えないけど，お金の面も含めて，もちろん安全性の面ない（1）でもどちらがいいのか疑問に思う．

③

・資料 17 で思ったけどちゃんと細部までメンテナンスをされているし，大型機器も取り替えたりとか，取り替えが難しいところもちゃんと資料 21 のコンクリートのサンプルで劣化しないかど
うかとか見ているから，安心感というか，ちゃんと細部までメンテナンスをしている感じはある．
・毎日点検をしている事実を知ることが出来て良かった．
・数字だけ見たら 40 年ってすごいな，と．更に 60 年になってすごいなと思う．今，説明を聞いて，しっかりメンテナンスされているので，結構安心は出来るのかなと思う．
・40 年使って更に 20 年使って良いと法律で決まるということはそれぐらい安全性が向上されているんだなと，すごいなと思った．
・これだけ細かいメンテナンスとか新基準に適合したものは古いものであっても対応している
メンテナンスが実施
し，替えられるものはどんどん替えて行くので，すべてが 40 年同じものを使い続けるわけじゃ
されている（10）ないとわかったので，むしろこれは短い，逆にそれだけ中身をリニューアルしてもそれだけしか使わないんだ，と話を聞いた後は，60 年は短いと思った．
・主に経年劣化に対して日々点検しているのは安心できるかなと思った．
・ちゃんと部品を細かく分解してちゃんと見ていたり，超音波とかそういうものを使っていろい
ろとしっかり調べているんだなと思って，ここに来る前より安全対策とかメンテナンスの部分では思っていた以上にきちんと毎日の積み重ねでされているのかと思った．
・（メンテナンスを）マメにしていると思った．
・日々の点検をしっかりしてくださっているなら 40 年や 20 年が大丈夫なら 50 年でも 60 年も一緒だと思う．
・メンテナンスの詳しいことはわからないけど，それなりにきちんとしていただいていると思う
・60 年に達した時に，まだ使えるだろうという判断でも廃炉にはするわけで，60 年後に稼働しているものを廃炉したあとも，それを見越して新たにまたどこかに原発を作るのかな，という疑問がある．
60 年で廃止した後の電力供給に懸念（3） ・40 年で良かったら 60 年に延びて，その後使えなくなるのかなと思った．
・40 年，プラス 20 年で最長 60 年，それが過ぎた後はその原発を廃止して新しい原発がどこか他の場所に作られるか．
発電コスト（1）・20 年の延長は賛成だと思う．コストの所だが，原子力（発電所）は廃炉とかをする為にすごくコストが掛かると思う．

・この資料に関しては何も問題ない．日本の技術を信頼している．素人なので 40 年か 60 年か 100
年だろうが，いくらもつというのはわからないけど，車の車検を受けるみたいに車検だったら日本の技術を信頼し整備士さんがきちんと見て部品を取り換えたりしてくれているように，同等にきっちりした整ている（1）
備がなされて古くてもきちんと運転できるように日々点検して動いていると思う．信頼している．
安全対策が実施されている（1）④

・５重の壁などしっかりしているとか，訓練もすごくしていることを知らなかったので，そういうこともやっているので 100（％）じゃないとは思うが出来る限りのことはしているので，そのままというのか頑張ってほしい．

・仕組みや安全対策，体制は，福島の事例を踏まえて相当練り込んでいるんだなということで安安全対策が実施され心はする．
・資料を見て色々と対策は為されているのだなということを感じて，まあ，安心まではいかないている（2）
ですけれども情報として知れたことが良かったなと思います．
メンテナンスが実施 ・メンテナンスとか，細かい所は全く分からなかった（知らなかった）ので，人々に安心されるされている（1）
ように努力していることは伝わった．

⑤

・運転期間を 40 年から 60 年にするということについては，私は古い物は老朽化しているのなら
メンテナンスが実施
止めてしまえと思っていたが，安全対策をされているので，賛成でも反対でもなくなった．
されていることは分 ・安全対策が様々なかたちで講じられていることは，わかった．
かったが，どちらと ・劣化というのも日々メンテナンスをしているし実際に取り換えたりしているということなのでもいえない（3）
それなりには大丈夫だと思うけど，それにしても長い．60 年経っているものがあるのかわかっていないけど，本当に大丈夫なのか．
60 年で廃止した後の ・このまま 20 年延長するのだという空気を何となく感じた．その後，何をするのか考えていない
電力供給に懸念（1）のかなと感じて逆に不安になった．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑759

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 ─Analysis of interviews with teachers concerning energy and environmental education,
conducted during school visits to follow up the questionnaire survey
西野

加奈江（Kanae Nishino）＊1
大磯

近田昇（Noboru Konda）＊1

眞一（Shinichi Oiso）＊1

要約
我が国が抱えているエネルギー問題の次世代層への教育は重要な課題である．エネル
ギー環境教育の目標は持続可能な社会の実現であり，将来を担う子どもたちがエネルギーの選択者として正しい認識のもとに判断できるよう取り組みを進めている．エネルギー環境教育の実践
状況について，近畿２府４県および福井県内の小学校・中学校・高等学校を対象にアンケート調査を実施，その結果に基づく学校訪問活動を展開している．アンケート結果では「エネルギー環
境教育の重要性は理解するが実践はしていない」という回答が６割近くあった．教育現場での実情を調査するため学校訪問を行い，教員との対話で聞き取りをし，結果を分析した．対話により聞き取った発言を KJ 法により６つの大きな要因に分けた．その中でも特に，学校のシステムに関する要因と，教員の様々な環境に関する要因の２つが，エネルギー環境教育への取り組みを困難としている大きな要因であると考えられる．これらを踏まえてエネルギー環境教育普及のための課題を考察する．
キーワード

エネルギー環境教育，エネルギー教育，学校訪問，子ども，小中高等学校

Abstract
Educating the next generation on Japanʼs energy issues is an important mission.
The purpose of energy and environmental education is to establish a sustainable society, and weare taking various measures to ensure that children will make the right decisions in choosing
energy options in the future. We conducted a questionnaire survey of elementary, junior highand high schools located in six prefectures in the Kinki region plus Fukui Prefecture to determine
how such education was implemented at the schools, and we have been visiting those schools
to follow up the survey results. In the survey, nearly 60% of respondents stated that they were
not providing energy and environmental education though they recognize its importance. To
examine the situation at schools more closely, we visited the schools surveyed, interviewed
teachers and analyzed the results. We then categorized the results of the interviews into six
main factors using the KJ method. As a result, we found that the school education system andenvironment surrounding teachers are two major obstacles to the implementation of energy andenvironmental education. In light of these ﬁndings, this study discusses challenges that need tobe addressed to promote energy and environmental education.
Keywords

energy and environmental education, energy education, school visit, child, elementary,junior and high school

1. はじめにベース）と高い水準にあり，国際情勢に左右される
不安定な状況が続いている．国のエネルギー政策

我が国におけるエネルギー問題は重要な課題ででは，3E+S を達成すべく取り組みが進められていあり，2017 年のエネルギー自給率は 9.5％となってる（資源エネルギー庁，2019）．さらに，地球温暖いる．また，エネルギー資源として輸入される化化問題に取り組み，持続可能な社会を構築するため

石燃料の海外依存度は 87.7%（一次エネルギー供給に，私たちはエネルギーや環境の問題に向き合い，＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑760

考えていかなくてはならないが，国民一人ひとりに

内訳は，小学校 12 校，中学校 11 校，高等学校５校，

浸透しているとは言えないのが現状である．これは中高一貫校１校である．学校訪問時の教員との対話

大人だけではなく，次の世代を担う子どもたちにもにより，（1）時間がない理由，（2）教科での取り重要な問題であり，不確かな情報に惑わされず，現

組み状況，（3）総合的な学習の時間（以下，総合学

状を理解し，適切な批判ができ，子どもたち自ら習という．
）の取り組み状況，（4）教科連携の状況，

が，エネルギー選択ができるようになるための知識を主な質問とし，聞き取りを行った．聞き取った内を付与していく必要がある．エネルギー環境教育の

容は，日時，学校名，面談者，学校の現状などに分めざすところは持続可能な社会の実現であり（山下，

類した「学校訪問記録表」にまとめた．表の一部分

2019），これらの問題を考えていくうえで最適な題を，表１に示す．

材のひとつであると考える．しかし，文部科学省が学校訪問記録表を基に，KJ 法を用いた抽出・分定めている学習指導要領にはエネルギー環境教育の類，分析を行った（図１）．また，小学校，中学校，

単元はなく，理科や社会科などの関連する教科の単高等学校別にどのような傾向にあるのかを分析し元の一部で学習されているのが現状である．

た．本稿では，最初に全体の分析結果について述べ

こうした現状を受け，教育現場におけるエネル
ギー環境教育の実践状況および実践にあたっての課（3.2.1. から 3.2.6.），次いで小学校，中学校，高等学校での傾向について述べる（3.3.1. から 3.3.3.）

題を調査するため，2017 年 10 月，近畿２府４県および福井県の小学校・中学校・高等学校（一貫校を

3.2 分析による要因の抽出含む）約 5,300 校から，府県別の比率に応じて約 2,000
校を無作為に抽出し，エネルギー環境教育の実践に

KJ 法による分析の結果，学校でエネルギー環境

関するアンケートを実施した．このうち 441 校から教育が実践されにくい，または実践されていない要回答を得た．

因として，学校の中に関係があると思われる「内部アンケートを分析したところ，エネルギー環境教

要因」，
学校の外に関係があると思われる「外部要因」

育の重要性は理解されているが，実践していない学を抽出した．以下で，KJ 法（図１）を基にそれぞ

校が６割近くを占めていることがわかった（近田，れの要因について述べる．

2019）．
この結果を受け，2018 年２月より学校訪問を開3.2.1 学校のシステムに関わる要因

始し，教員との対話による聞き取り活動を実施している．本稿では，教員の発言内容を分析した結果について述べる．

エネルギー環境教育の実践がされにくい要因として，１つ目に「学校のシステム」があげられる．この要因の中には「学校のカリキュラム」と「学校の2. 目的

授業時間数」の２つの要素がある．
「学校のカリキュラム」の中では，「決められたカ

アンケート返送時に校名記載のあった学校を対象

リキュラムをこなすのに精一杯」との声が多くある．

として学校訪問を実施し，アンケートの回答からは

また，「教えることがありすぎてたどりつけない」

見えない教育現場の生の声や意見等を聞き取る．同「教える優先順位が低い」といった発言や，「新しい時に，教材の活用状況の把握および情報提供を行う

ことをやるのなら何かをやめないといけない」とことで，より多くの学校がエネルギー環境教育へ関いった日常の学習指導で多くのことに取り組まなけ

心を持つことを目的とする．

ればいけない学校の現状がうかがえる．
エネルギー環境教育に取り組むために教員が自ら

3. 方法および結果

教材を探す必要もあるが，「（適した）資料・教材がない」という声がある．資源エネルギー庁など公的

3.1 方法機関からエネルギーに関する情報提供はされているが，知っている教員は少ないことがわかる．

2018 年２月から 2018 年 10 月まで，近畿２府４県

エネルギー環境教育に取り組む教科として総合学

および福井県内の小中高等学校を 29 校訪問した．

習があるが，この時間は地域に関わることを題材とINSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑7

表１
日時

2018/05/15
16:00

2018/05/18
15:00

2018/05/21
16:00

2018/06/11
13:30

2018/06/12
16:30

2018/06/14
16:30

府県

滋賀県

滋賀県

学校名

61

学校訪問記録表の一部分

面談者

現状

中学校

• 29 年度エネルギー教育モデル校であり，「スーパーエコスクール」事業で，新校舎に建替え• 日光，風，雨水を利用した省エネ校舎となっており，学校生活の中でエネルギー，環境について学ぶことが可能• ４つの観点では，「温暖化」と「省エネ」に軸足• 環境教育主任が全学年をみており，各学年に担当の教員を置いて，エネルギー教育，環境教育を実施• エネルギー環境教育は，総合的な学習の時間を利用し，３学年のカリキュラムも整備• 温暖化防止活動推進センターによる出前授業を実施（５月，各学年）• ３年生最後には校区内の小学校へ学習内容を紹介・校区内小学校との垂直連携までは取組んでいない• 放射線防災学習モデルについては，防災担当に渡しておく

中学校• 町は「音楽の町」，学校にも音楽の先生が１名多く配置しており，総合学習でも音楽を扱っている• ３年生の理科の最後で，エネルギーを扱うが．それ以上は無理• とにもかくにも時間がない• 新しいことをやるなら，何かをやめなければできない，そのことで教育員会とけんかになる• 町は県内でも学力が低位，そのため教育委員会からの調査等，他にもまして校務が多い• 地中処分について，海底が山になっている，１億年後どうなるか，という疑問が出されたりしている• 原子力防災等に関しては，県等からも何も言っては来ていない

滋賀県 高等学校• エネルギーを教える教科としては，技術が一番適していると思う，あるいは科学部等の部活動が良いと思う• 教科間の連携で，関連する単元を同時期に，ということは難しい，教科書の順番は理解しやすく作ってあるので，変えにくい• 総合的な学習の時間では，調べ学習や研究体験を行っており，テーマは生徒が決めている• したがって，生徒がエネルギーを選択すれば学ぶが，一律にエネルギー関係を教えることはない• 高校生になると，例えば小論文を書くにしても，それなりのことを書きたいと思っているが，エネルギーについての社会の正しい現状が見えてこない• 生徒もわからないし，教師も指導できない状況，例えばトヨタのミライはどうなったのか，やめたのか• エネルギー環境教育を教科横断的に，といっても，それを担保する責任を持てる教員免許がない• 放射線防災については，特に何も行っていない

奈良県 高等学校• エネルギー関係は，化学の電池のところで扱う程度• 30 年度から ESD の研究校になって，いろいろと取組んでいるが，全体的な取組みではない• 総合的な学習の時間もあるが，地域性のあるテーマを扱っている• 教科書優先，入試対策優先になるので，エネルギー環境関連を授業で扱うのは難しい• 科学部の活動で今年度からエネルギーを扱っている• 学年全体を１名の先生で教科の授業ができる場合は，取組むことが可能だが，複数の先生で行うとなると意見の違いもあり難しい• 社会見学や林間学校，臨海学校等の行事はない• 特定の時期に余裕ができるということはない（そこで集中的に業務を処理する）• 他校との連携や情報交換をすることは，ほぼない

福井県 高等学校• エネルギー関係では，防災教育の中に放射線・原子力防災のことも含めて教えている• 物理基礎の科目で，エネルギーのことにも触れている• エネルギー環境教育の重要性は認識しているが，人員的，時間的な余裕がない• 放射線防災学習モデルについては，防災担当に渡しておく• 総合的な学習の時間もあるが，地域性のあるテーマを扱っている• エネルギーや原子カ・放射線に関する出前授業については，いくつかの機関が行っていることを本日お聞きしたので検討したい• 距離があるので，大阪の WS に参加するのは難しい

福井県• エネルギー関係では，防災教育の中に放射線・原子力防災のことも含めて教えている• ３年生理科で，放射線のことは 30 分程度教えている．
「はじめましてほうしゃせん」も授業の参考にさせていただく• エネルギー環境教育については，理科の関連する単元で少し触れる程度である• 放射線防災学習モデルについては，防災担当に渡しておく• 総合的な学習の時間は時間数の減少もあり，エネルギー環境教育を行うのは難しい• エネルギーや原子カ・放射線に関する出前授業については，いくつかの機関が行っていることを本日お間きしたので検討したい• 距離があるので，大阪の WS に参加するのは難しい

中学校

している学校が多くある．

3.2.2 教員の様々な環境に関わる要因「学校の授業時間数」の中では，「総合学習では時間が取れない」など授業時間が足りず，総合学習や要因の２つ目として，「教員の様々な環境」があ

校外学習などをやめて授業時間を確保している学校

げられる．この要因の中には，「教員の時間」「教員もある．また，「教科書優先・入試対策優先で教えの技術・技量」「教員の意識」の３つの要素がある．

ている」という声や，「教育委員会からエネルギー

１つ目の「教員の時間」の要素では，準備時間な

環境教育に関する指導がない」という声もある．

ど「時間がない」との声が目立った．授業をしっか

この２つの要素は，エネルギー環境教育への取りり行うために準備をしっかり行いたいという気持ち

組みを難しくする大きな要因になっていると考えらが教員にはあるが，そのための時間が足りないといれる．

うことである．
２ つ 目 の「 教 員 の 技 術・ 技 量 」 の 要 素 で は，「エネルギー環境教育に責任を持てる免許がない」「指導者がいない」「エネルギーといえば発電所の見62

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑7

図１

KJ 法を用いた分析学，というように発想が限られる」といった声があ

は授業，休日は学校行事や部活動の引率などがありる．これは，教員自身がエネルギー環境教育を受け参加が難しい，ということである．時間など余裕がておらず，関心や知識，問題意識がなく，具体的なないことからくる発言ではないかと思われる．
「エ

イメージが浮かばない，という要素もあるのではな

ネルギー環境教育に取り組むのは，教員の興味・知いかと推察する．
「教員が定期的に替わる」という識による」という声もある．

ことでは，学校で中心となって取り組んでいる教員「教員の時間」「教員の技術・技量」「教員の意識」が異動すると，その学校での取り組みの持続が難しの３つの要素は，エネルギー環境教育への取り組み

くなるといったことがある．
「教員個人の技術や技を難しくする重要な要因であると考えられる．

量によるところが大きい」「教員個人の興味に左右される」「学年でやると教員の足並みがそろわない」

3.2.3 教科での実施に関する要因

といった発言からは，教員個々の考え方により大きな違いが出ることが見えてくる．その他に「人的余要因の３つ目として，「教科での実施」がある．

裕がない」「若手教員の力不足」という声もある．

エネルギー環境教育は主に，理科，社会科，技術・３つ目の「教員の意識」の要素では，「自分は家庭科および総合学習で扱われているが，教科単独

エネルギー環境教育の担当ではない」という発言がで行うよりも教科間で連携をとり，体系的に取り組ある．また，「エネルギー環境教育に関する勉強会

むことが望ましいとされている（山下，2019）．しに参加したいが会場まで遠い」という声がある．こかし，現状は「教科間の連携はしていない，できてれは，エネルギー環境教育に関する情報を収集するいない」という学校が目立つ．また，近年の総合学ためにセミナーなどへ参加する方法があるが，平日

習では，英語などのカリキュラムの導入により，エINSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑7

ネルギー環境教育を扱う時間が減少している現状が

63

エネルギーに関することがテストや受験で出るみられる．

ことが少ないため関心が薄いと考えている教員が「環境学習として取り組んでいるが（取り組めるいる．

が），エネルギー環境学習には取り組んでいない」という学校もあった．
「環境に関することは自分た

3.2.6 学校を取り巻く外部要因

ちに身近で目に見えるが，エネルギーは目に見えないので，児童・生徒に興味をもってもらうように教えることが難しい」という悩みが聞かれた．
そのような中で「学校全体での取り組みはないが，学 校 を 取 り 巻 く 外 部 要 因 と し て，
「社会情勢」「エネルギー関連の情報」「学校地域の環境」の３つが見えてくる．

各教科でエネルギー関連を扱う単元の時に扱う」と１つ目の「社会情勢」では，「社会の流行り，廃り」

いう声も多くあった．これは取り組みのきっかけとがある．エネルギー環境教育は以前，総合学習で頻しては大変重要なことであると思われる．

繁に扱われていた課題であるが，近年では，東日本
大震災の影響や，英語など他の課題の導入により，

3.2.4 学校内外との連携に関する要因

取り組みは後退傾向にあるのではないかと考えられる．さらに，保護者や生徒からのニーズがないこと

要因の４つ目に，「学校内外との連携」があげられる．

で必要性も後回しになっているのではないかと思われる．

エネルギー環境教育は必須カリキュラムではな

２つ目に「エネルギー関連の情報」として，教員いことから，「学校が単独で取り組むことは難しい．

からは「情報がありすぎて選択に困る」「正しい情教育委員会からの要請が欲しい」という声がある反報が入ってこない」「原子力の説明が現在の資料や面，「教育委員会からの要請は厳しい」といった声

説明ではわからない」「目に見えないものを教えるもある．教育委員会からの要請は，学校によってはのは難しい」などが聞かれた．
「出前授業を提供す

義務的に感じたり，授業計画を制約されると感じる

る企業や団体の情報や，分野ごとのパンフレットがなど負担に思うことがあるように思われる．

欲しい」と情報を求める声もある．

また，「他の学校との連携や意見交換はしていな

３つ目の「学校地域の環境」では，都市部にあるい」「小中高校の連携はできていない」という学校学校からの発言として，「学校の周りに教材となるも目立つ．近隣の学校が「エネルギー教育モデル

ようなエネルギー関連施設（発電所など）がなく，＊2

校 」として活動していることを知らない学校も子どもたちがイメージしにくい」「子どもたちが生ある．

活している地域はいわゆる住宅街で，周りの景色にエネルギー環境教育では，専門機関を活用した出変化がなく，エネルギーをイメージすることが難し

前授業の取り組みも進めているが，こうした取り組

い」など，目に見えないものを教えることへの戸惑みに関係なく，地域の企業と連携して出前授業をいが聞かれた．

行っている学校や，校外学習で地域にある工場見学などを行っている学校がある．電気を多く使ってい3.3 学校種ごとの傾向

る工場の見学を行っている学校では，エネルギーを絡めた学習内容にできるのではないかと推察する．
出前授業の取り組みを行っていない学校からは情報

次に，小学校・中学校・高等学校ごとの傾向をまとめた結果を述べる．

を求める声がある．

3.3.1 小学校の傾向
3.2.5 生徒の要因
小学校では，「エネルギーに関することは小学生
要因の５つ目に，「生徒に関する要因」があげられる．
＊2には難しすぎる」「低学年では難しい」「エネルギー
は目に見えないので扱うのは難しい」という発言が経済産業省資源エネルギー庁の事業（平成 26 年度〜平成 30 年度）で，理科，社会科，技術・家庭科，総合的な学習の時間等を通じてエネルギーについて広く学び，児童・生徒が将来のエネルギーに対する適切な判断と行動をするための基礎を構築することが目的．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑7

64

あった．
「クラス担任制であるので教科横断という面では取り組みやすいかもしれない」との声がある

4. エネルギー環境教育の普及のための課題

一方，高学年で教科担任制を導入している学校があるため，「（クラス担任制とは違い）教科横断は難し

全体を見ると，エネルギー環境教育に取り組むこい」といった声もある．
「教員の若年化が進んでいとを難しくしている要因は，それぞれ相互に関係してスキルがない」という悩みや，「カリキュラムがていることがわかる．

決まっているので余裕がない」「自分たちでは決め「学校のカリキュラム」と「学校の授業時間数」られない」といった発言もあった．地域の企業などと「教員の時間」の関係では，学校カリキュラムでと連携して出前授業を行っている学校が目立つ一方決められている学校のしくみを変えることは難し

で，「理科の実験ができる出前授業の情報が欲しい」

く，授業時間数も決まっており，新しいことを取りという学校もある．

入れる余裕はない．教員も，授業時間の中でカリキュラムを進めるために授業の準備をしっかりした3.3.2 中学校の傾向

いと考えているが，やらなければならないことも多
くあり，「時間がない」ということになるのではな

中学校では，「教科担任制となっており，教科間

いかと推察する．教員の「時間がない」という声の連携は難しい」との声がある．
「コンセントやは，エネルギー環境教育の優先度が低いためである

電池の電圧を知らない生徒が多いという点で，理科，とも考えられ，優先度を上げるための理解活動が重社会，技術の教員は問題意識として共有している」

要であると思われる．エネルギー環境教育は，新学との発言があり，小学校での基礎的な学習が中学校

習指導要領のめざすところに合致する最適な教材のでの学習に影響を与えることがわかる．このことかひとつであることを説明していく必要があると考え

ら小学校と中学校の縦の連携が必要であると考えてている．

いる教員がいる．
「クラスの持ち上がりがあるので，また，「学校のカリキュラム」と「教科での実施」

計画的にプランを立てられる」という声もある．３の関係では，決められたカリキュラムの中でも，各年生の理科に放射線に関する単元ができたことで授教科やクラブ活動などで取り組んでいる学校があ

業の中での扱いが始まっており，教科書に載ることる．
「授業時間数」で見ると新たに取り組む余裕はは必ず教えることにつながり，重要であることがわ

ないが，各教科である程度扱うことが可能というこかる．

とがわかる．新たな取り組みとしてではなく，今あることに付加していくことも，エネルギー環境教育

3.3.3 高等学校の傾向の展開につながると伝えることも必要であると思われる．

高等学校は，中学校同様「教科担任制となってお

さらに，「学校のカリキュラム」と「学校内外のり教科間の連携は難しい」との声がある．また，「授連携」と「学校地域の環境」の関係では，決められ業は教科書優先，受験対策が主になり，エネルギー

たカリキュラムの中で，教科間の連携や学校外の連を授業で扱うのは難しい」という学校がある．
「部

携は難しい，と考える教員がいるが，教科間の連携活動（科学部など）で取り組みをすればよい」といをうまく行っている学校や，学校周辺にエネルギーう発言があり，実際に取り組んでいる学校もある．

をイメージできる施設がなくても，出前授業などを「高校生になると小論文に取り組むことがあるが，取り入れて学習している学校もある．そういった学生徒はしっかりと書きたいと思っているのにエネル

校の実践事例などを複数紹介していくことも必要でギーについての正しい現状が見えてこない」と戸惑あると考えられる．

いも聞かれた．義務教育ではない高等学校では，教「教員の意識」と「エネルギー関連の情報」の間

員は比較的時間に余裕があるのではないかと考えたにも関係があると推測する．エネルギー関連の情報が，「余裕ができたときに集中的に業務をこなすのは扱いが難しく，教員も優先度が低いために積極的で，空いている時間があるわけではない」というこになりにくいと思われるが，教員が必要としているとである．

情報を，必要な時に提供していくことで，教員にも関心が生まれ，意識にも変化が表れてくるのではな

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 SR‑7

いだろうか．

65

6. 引用文献「社会情勢」と「原子力」には関係があり，原子力に触れにくい雰囲気があるといった，東京電力福経済産業省資源エネルギー庁長官官房総務課調査広島第一原子力発電所の事故の影響を受けていること

報室（2019）．資源エネルギー庁日本のエネがわかる．

ルギー 2018 エネルギーの今を知る 10 の質問．
https://www.enecho.meti.go.jp/about/

5. おわりに

pamphlet/pdf/energy̲in̲japan2018.pdf．
山下宏文（編）
エネルギー環境教育関西ワークショッ

エネルギー環境教育に取り組むことは原子力発

プ（著）（2019）．持続可能な社会に必要な資質・電の推進につながるのではないか，という声も聞能力を育むエネルギー環境教育 国土社．

かれたが，原子力発電を含めたエネルギー需給構近田昇（2019）．教育現場におけるエネルギー環境造（エネルギーミックス）が日本の基本的なエネル教育の認知度および実践状況に関するアンギー政策となっていることを伝えていくことが重要

ケート調査 INSS JOURNAL, 26, 217‑222.

である．
また，エネルギー環境教育の浸透のためには，教員のエネルギー環境教育に対する優先度を上げること，教員の意識や行動を変革することが必要である．そのためには教員自らがエネルギー環境教育に触れ，重要性を知る機会をつくる必要があると思われる．
社会システム研究所エネルギー問題研究プロジェ
クトでは，関西地域および福井県内においてワーク
ショップ形式で教員を集め，定期的に情報交換等が行える場を設けているほか，関連学会などを利用して学習の場での実践事例を紹介するなど，エネル
ギー環境教育の普及促進に取り組んでいる．これまでの学校訪問時にはこれらの活動もあわせて紹介しており，エネルギー環境教育に関するノウハウを習得できる場があること，直接の参加が難しい場合には「メール会員」という方法で活動の様子を知ることができることを伝えてきている．
また，学校訪問を通じて教材＊3 を提供することや，出前授業を提供している企業・団体と学校の橋渡しを行うこともできると考えている．
学校訪問活動は，エネルギー環境教育に興味・関心を持ってもらうため，地道ではあるが有効な方策であると考えており，今後も継続していきたい．

＊3

かがやけ！みんなのエネルギー（資源エネルギー庁），明日からできるエネルギー教育授業展開例［小学校編／中学校編］（資源エネルギー庁），日本のエネルギー（資源エネルギー庁），電気を作ると出るごみについて考えよう（NUMO），「高レベル放射性廃棄物の処分問題」を学ぶ基礎教材（NUMO），エネルギー教育賞（日本電気協会），エネルギー環境教育の授業づくり［小学校編］（佐島・高山・山下），エネルギー環境教育の実践（山下），エネルギー環境教育ブックレット（近畿・北陸エネルギー教育地域会議他），はじめましてほうしゃせん（INSS）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑1

66

突合せ溶接継手における軸方向亀裂の進展予測手順＊ 1（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）
An axial crack growth prediction procedure initiated at butt welded joint（Growth prediction for surface crack deeper than semi-circularand that retarded at weld fusion line）
佂谷

昌幸（Masayuki Kamaya）＊2

要約
亀裂構造物の構造健全性は亀裂進展予測により評価される．日本機械学会維持規格では，亀裂進展予測は表面点と最深点の応力拡大係数を用いて実施される．その際，半円より深いき裂
ではない半楕円形状が仮定され，半円より深いき裂は許容されていない．しかし，実際にはニッ
ケル合金溶接金属で発生した応力腐食割れは溶接界面で進展が停止し，半円より深くなる．さらに，亀裂形状は半楕円より矩形に近くなる．本報では，ニッケル合金溶接金属での応力腐食割れの進展予測を行う際の日本機械学会規格の手順の妥当性を検証した．亀裂成長は自動メッシュ機
能を併用した有限要解析により模擬された．様々な溶接残留応力と溶接界面でのき裂成長の停留が模擬した結果，日本機械学会規格で規定されている亀裂成長予測手順は亀裂が半円より深くなる場合でも安全側の予測をもたらすことが示された．また，溶接界面で表面方向の進展が停留する場合でも，日本機械学会の手順によって深さ方向の亀裂成長が保守的に予測できることが明らかになった．また，溶接界面でのき裂停留を予測において考慮する場合は，亀裂形状は矩形でモデル化するべきであることが示された．
キーワード

維持規格，亀裂視点，PWSCC，ニッケル合金，溶接，自動メッシュ技術，
原子力発電プラント

Abstract
Structural integrity of cracked pipes is assessed by predicting crack growth. In
the ﬁtness-for-service code of the Japan Society of Mechanical Engineers（JSME）, the crack
growth is predicted using stress intensity factor at the deepest and surface points. A semielliptical crack is assumed not to become deeper than a semi-circular crack. However, in reality,
the stress corrosion cracking initiated at nickel alloy welds stops growing at the fusion line andbecomes deeper than a semi-circular crack. Furthermore, crack shape is close to a rectangularshape rather than a semi-elliptical shape. In this study, validity of the JSME code procedure wasdiscussed for predicting the growth of stress corrosion cracking at nickel alloy welds. Crack
growth was simulated by ﬁnite element analysis together with an auto meshing technique.
Various residual stress distributions and retardation of the crack growth at the fusion line
were considered in the simulation. It was demonstrated that the growth prediction procedure
prescribed in the JSME code brought about a conservative prediction even if the crack became
deeper than the depth of a semi-circular shape crack. It was revealed that, when the growth
to the surface direction was retarded at the fusion line, the change in crack size in the depth
direction could be predicted conservatively by the current JSME procedure. It was suggested
that, when the retardation at the fusion line is assumed in the growth prediction, the crack shapeshould be modelled by a rectangular shape.
Keywords

Fittness-for-service, Crack growth, PWSCC, Nickel based alloy, Weld,
Automeshing technique, Nuclear power plant

1. 緒

言

亀裂形状を半円または半楕円（以後，まとめて半楕

日本機械学会の発電用設備規格維持規格（1）（以円と表記する）にモデル化するよう規定している．

後，維持規格）における亀裂進展予測では，実際のそして，表面点と最深点の２点における応力拡大係＊ 1 日本機械学会論文集 , Vol. 83, No.858（2018）（DOI: 10.1299/transjsme.17-00457）
より転載＊ 2 （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑1数（K 値）から，表面方向と深さ方向それぞれの進

67

Nickel alloy weld

展量を算出し，半楕円形状を維持させながら進展予測を行う．その際，亀裂のアスペクト比（深さ×２

Low alloy steel

Stainless Steel／表面長さ）は，半円形状に相当する１を超えない
ように制限している．深さ方向の進展が表面方向よNo growth inbase metal

りも速く，アスペクト比が１を超える場合は，表面長さを大きくしてアスペクト比が１の半円形状に置き換える．アスペクト比を１以下に制限する理由として，曲げや引張りなどの応力に対する進展ではアスペクト比が１を超えるような成長は考えられないこと，一般的な K 値解はアスペクト比が１以下のものを対象にしていることが考えられる．
残留応力下での応力腐食割れ（SCC）による亀裂進展では，残留応力分布によってはアスペクト比が１を超えることも考えられる．また，亀裂成長速度の材料依存性によってもアスペクト比が１を超える場合もある．図１に示すように，原子力発電プラン

Fig. 1 A schematic drawing representing crack growth
behavior of stress corrosion crack initiated at
Nickel weld. The crack is diﬃcult to go into low
alloy steel and stainless steel.

トでは，低合金鋼とステンレス鋼の継手部は，ニッたりする予測手順が，どの程度実際の進展挙動を模

ケル合金によって溶接される．加圧水型原子炉の一擬できるかを調べる．実際の進展挙動の再現解析と次系環境下では，ニッケル合金に SCC が発生する

半楕円亀裂の進展解析には自動メッシュ亀裂進展解ことが知られているが，低合金鋼やステンレス鋼で

析コード FE-CRACK（2）を用いた．このコードでは，は，SCC が発生・進展しない，または，発生・進

任意の亀裂形状に対応する有限要素メッシュの自動展しにくい．したがって，ニッケル合金で発生した作成と，Abaqus による有限要素解析を行う．また，

SCC は，亀裂先端が低合金鋼または，ステンレス

亀裂を矩形でモデル化する場合の進展解析には，矩鋼まで進展すると，図１に示すように進展が停止す

形亀裂のメッシュを自動生成する RECT-CRACK（3）ると予想される．結果として，アスペクト比が１をを適用した．

超える亀裂形状になる．アスペクト比を１以下に制限している現状の維持規格の評価手順が，このよう

2.

解析方法

な進展に対しても問題なく適用できる（安全側に予測できる）ことを確認しておく必要がある．一方，

2.1 概

要

検査間隔の設定や，亀裂が実際に発見された場合の原因究明のためには，安全側の予測ではなく，現実

亀裂前縁の K 値を有限要素解析で算出し，進展速に近い予測も求められる．図１に示すような亀裂進度を予測することで亀裂進展を模擬した．有限要素

展挙動を模擬するためには，亀裂形状を半楕円では解析で K 値は亀裂前縁上の各節点で算出される．そなく矩形などでモデル化する方法も考えられる．

のため，亀裂前縁の位置によって亀裂成長量が異な本報では，図１のような突合せ溶接継手においり，半楕円形状の亀裂であっても成長後の形状が必て発生した軸方向の SCC の進展予測を行う場合に，ずしも半楕円になるとは限らない．一様な引張りや現状の維持規格の手順が妥当であることの検証と，曲げ荷重のように単純な荷重が負荷される場合，亀より合理的な予測を行うための手順の検討を行っ

裂形状は半楕円形状で近似できる（4）．しかし，残た．亀裂形状や応力分布に依存して亀裂前縁の位置

留応力のような複雑な応力分布の場合は，亀裂のによって K 値が変化する．本報では，亀裂前縁の前縁の位置によって作用する応力が変化し，亀裂

各位置での K 値に対応した進展を模擬することで形状が半楕円形状から逸脱する可能性がある．FE-

実際の進展挙動を再現できると仮定する．これに対CRACK は，指定した亀裂形状に対して有限要素

し，亀裂形状を半楕円や矩形にモデル化したり，表

メッシュ分割を自動的に行う機能を有している（2）．

面点と最深点の K 値のみを用いて進展予測を行っ

一方，RECT-CRACK では，矩形の亀裂形状を維持

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑1

68

z

y
x

t = 70 mm

4t（a）FE-CRACK

a
2c

4t
Fig.2 Cracked plate model for crack growth simulation.
The stress intensity factor was calculated byﬁnite element model with the boundary conditions
shown in this ﬁgure.

しながら，亀裂の成長に応じてメッシュ分割を自動的に行う（3）．いずれのソフトウェアでも，亀裂進展量の算出に必要な K 値を Abaqus による有限要素（b）RECT-CRACK

解析により求める．
図２に示すような，平板に存在する表面亀裂を対象とした．平板の厚さ t は 70 mm とし，幅 W，長さ

Fig.3 Typical finite element meshes used for crack
growth simulations（a = c = 7 mm, t = 70 mm, W =140 mm, B = 140 mm）.

B は 4t とした．対称性を考慮し 1/4 モデルを，図３600に示すようにメッシュ分割した．メッシュ分割に

ıRS(ASME)(Eq.(1))（2），

RECT-CRACK に つ い て は 文 献（3） で 検 証 さ れ ている．

2.2 解析条件
亀裂形状は，図２で示すように，深さを a，長さ

ıRS(JPN)(Eq.(2))

500

Residual stress , MPa

対 す る 妥 当 性 は FE-CRACK に つ い て は 文 献

ıRS(UNI)(Eq.(3))

400
300
200
100

を 2c で定義する．ヤング率は 180 GPa，ポアソン比
は 0.3 の弾性材料を想定した．
一次冷却材管のニッケル合金溶接部での残留応力
ıRS として，以下の３種類の分布を仮定した（図４
参照）
．

0
0.0

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0.6

0.7

0.8

0.9

1.0

y/ t

Fig. 4 Residual stresses in the circumferential direction
assumed in the crack growth simulations.

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑1

69

Table 1 Growth procedures considered in crack growth simulation suing FE-CRACK and RECT-CRACK.
Mode

Procedure

Mode 1（Basic Mode）

Crack shape is altered using growth rate calculated at each node along thecrack front（for simulating actual growth behavior）

Mode 2（Follows FFS code, allows a/c > 1）

Crack growth is calculated at the surface and deepest points and crack keeps semielliptical or semi-circular shape.

The same as Mode 2 although crack shape is not allowed to be a/c > 1. The crack
Mode 3
shape is replaced with semi-circular one when a/c > 1. This procedure is the same as（Follows FFS code, not allow a/c > 1）
that prescribed in JSME FFS code.

y
V RS ASME >MPa @ 330  50
t

（1）
4

V RS JPN >MPa @

§ y·
§y·
9850.8 ¨ ¸  17887.9 ¨ ¸
©t¹
©t ¹

3

2

§y·
§y·
 8996.4 ¨ ¸  1167.8 ¨ ¸  134.1
©t ¹
©t ¹
（2）

V RSUNI MPa   50

（3）

単位は da/dt が［m/s］，K が［MPa m0.5］となる．
この式は，国産材（132 合金および 82 合金）を用いて，試験条件，試験方法を実機条件に合わせて取得された試験データ（8）を基に策定された．実験デー
タの上限ではなく，平均値が採用されている．

2.3 亀裂進展方法
亀裂進展方法としては，表１に示した３つの進展
手順（進展モード）を考慮した．これらのモードに

ここで，y は表面から亀裂深さ方向の距離を示す．

従った進展方法を図５に模式的に示した．RECT-

式（1）は，米国機械学会で提案されている周方向応

CRACK ではモード２のみが対象となる．モード１（5）力分布となっている （以後，σRS（ASME） と表記すは FE-CRACK の本来の機能を活用した方法で，亀る）．この式は，容器ノズル部のニッケル合金溶接

裂前縁の各節点で算出された K 値にしたがって亀部の SCC 亀裂進展を予測するための代表的な値と裂形状を変化させながら進展を模擬する．
本報では，されており，モックアップによる測定結果，複数機

この方法による進展が実機を模擬していると考え，

関によるベンチマーク解析の結果から決定されてい基本モードと位置づける．モード２とモード３ではる．SCC の発生する内表面で 50 MPa，外表面では維持規格と同様に，表面点と最深点（矩形亀裂の場

350 MPa となる．式（2）は国内のプラントを対象に

合は中央点）の２点の K 値のみを用いて進展を予測したニッケル合金溶接部の残留応力分布（6）となる

する．したがって，モード２とモード３では亀裂形．そして，式（3）は参照のために設（以後，σRS（JPN））

状は，半楕円形状または矩形形状に限定される．
モー．解析
定した一様応力分布となる（以後，σRS（UNI））
では，残留応力に内圧 Pi と，内圧による Hoop 応力

ド３ではさらに，アスペクト比が１を超えないといを考慮した．具体的には，内径 Di = 700 mm，厚さ70 mm の配管を想定した Hoop 応力 Pi × Di/（2t）に従った進展予測方法となる．これらの進展方法に加え，表面方向に亀裂長さの制限 Lx を設定した場と内圧の和に相当する 6Pi の圧力を亀裂面へ付与す

合も想定する．これは，図１においてニッケル合金ることになる．内圧をおおよそ 15.4 MPa として，溶接金属に発生・進展した亀裂が低合金鋼，または（σRS + 100）MPa を亀裂面に付与して K 値を算出

ステンレス鋼との境界で停留することを模擬していした．

る．つまり，Lx は溶接金属幅の２分の１に相当し，
Lx = 10 mm または 20 mm とした．

亀裂進展速度 da/dt は，維持規格の事例規格（ニッ
ケル合金の PWR 一次系水質環境中の SCC 亀裂進展
（7）

速度）

において，ニッケル合金（600 合金）溶接

金属の亀裂進展速度として規定されている次式を適用した．

da=1.70 ×10-14 K 2.42
dt

う制限を設ける．したがって，モード３が維持規格

初期の亀裂深さは a = 7 mm（a/t = 0.1）
，表面長c
さは = 7 mm とした．一様荷重下でアスペクト比がおおよそ 0.9 になることから（4），初期のアスペク
ト比を a/c = 1 とした．時間 tm あたりの各節点での亀裂進展量 ǻa は次式で算出した．

（4）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑1

70

ける K 値に応じて算出されるが，その亀裂進展方向

Lx

は，亀裂前縁各点の法線方向とする．
亀裂深さが板厚の 80% を超えた時点で解析を終了した．この手順に従うと，進展解析終了までに，K 値をおおよそ 207 回計算することになる．

3. 解析結果（FE-CRACK）
Mode 1(Arbitrary shape)

Mode 1 (Lx > 0)c = a when c < a

3.1 基本モード（モード１）による進展解析基本となるモード１による解析結果を図６に示

c

す．残留応力がσRS（ASME） の場合，半円形状の初期亀裂は深さ方向に相対的に速い進展となり，縦長aの（アスペクト比が１以上の）亀裂に成長した．この変化は，深くなるほど大きくなる残留応力分布に対応している．モード１では，任意の亀裂形状を許容するが，得られた亀裂形状は半楕円に近い形状とMode 2(Semi-elliptical)

Mode 3(Semi-elliptical, a/c  1)

なった．残留応力がσRS（JPN）の場合は，深さ方向よりも表面方向への進展が顕著であった．形状も，残（b）For FE-CRACK

留応力分布の複雑な変化に対応して変化している．
一様な残留応力σRS（UNI）の場合，亀裂はほぼ半楕円形状を維持しながら進展した．

3.2 維持規格の手順による解析（モード２およびモード３）
表面点と最深点の K 値から，表面方向と長さ方向の進展のみを計算するモード２，および，その際Mode 2Lxのアスペクト比が１を超えないように制限するモード３の計算結果を図７に示す．これらの進展モード
では，亀裂形状は半楕円形状を維持する．比較のため，モード 1 の結果を併せて示すが，残留応力がσRS（ASME） の場合，モード２の結果はモード１とほぼ一致した．一方，残留応力がσRS（JPN）またはσRS（UNI）の場合は，モード２が安全側の予測となった．モード１が実際の進展を模擬していると考えると，モーMode 2 (Lx > 0)（b）For RECT-CRACK

ド２の進展予測は実際に近く，かつ，安全側の予測

Fig. 5 Crack growth modes assumed in crack growthsimulations. Table 1 describes the details of eachmode.

となっている．つまり，表面点と最深点の２点の K

da
¨a =
× tm
dt

値を用いる維持規格の進展予測方法の妥当性を裏付ける結果となった．
モード３では，アスペクト比が１を超えないよ（5）

うに制限しているが，残留応力がσRS（JPN）とσRS（UNI）の場合は，モード２の場合でもアスペクト比が１を時間 tm は，最深点（中央点）における ǻa が 0.01a

越えなかったので，モード２とモード３の結果は一となるように決定した．ǻa は前縁上の各節点にお致した．σRS（ASME） の場合は，亀裂は初期の半円形

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑1

71

70
a: Ellipse: Mode1

Crack size, mm

60

c: Ellipse: Mode1

50
40
30
20
10
0
0

5

10

15

Time, years

20（a）Residual stress: ıRS（ASME）

70
a: Ellipse: Mode1

Crack size, mm

60

c: Ellipse: Mode1

50
40
30
20
10
0
0

2

4

6

Time, years

810（b）Residual stress: ıRS（JPN）

70
a: Ellipse: Mode1

Crack size, mm

60

c: Ellipse: Mode1

50
40
30
20
10
0
0

10

20

Time, years

3040（c）Residual stress: ıRS（UNI）

Fig. 6 Crack growth simulation results conducted for Mode 1. The growth behavior depended on the residual stress
distribution.

状を維持したまま進展している．そして，その進展なる．

速度はモード１の場合に比べて速い．一般的に，亀裂面積が大きくなるほど K 値は大きくなる．アスペ

3.3 亀裂長さ制限 L x の影響

クト比を１以下とするためには，表面方向に予測値以上の進展を仮定することになり，亀裂面積はモー残留応力σRS（ASME） に対して亀裂の長さを最大 Lx

ド２の場合よりも大きくなる．したがって，モード
３は，モード１およびモード２よりも速い進展とに制限したモード１の結果を図８に示す．亀裂の表
面長さが最大 Lx で制限されている様子が再現されなった．現在の維持規格では，アスペクト比が１をている．結果として，亀裂は深さ方向に進展し，板超えることを許容していないが，１以上のアスペク

厚の 80％に到達した．この進展は，亀裂が溶接金

ト比を許容することで合理的な進展予測が可能と属を進展し，母材部で亀裂進展が停留することを模INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑1

72

70

70
a: Ellipse: Mode1
c: Ellipse: Mode1
a: Ellipse: Mode2
c: Ellipse: Mode2
Mode3 (a=c)

50

a: Mode1(Lx=20mm)
c: Mode1(Lx=20mm)
a: Mode1(Lx=)
c: Mode1(Lx=)60

Crack size, mm

Crack size, mm

60

40
30

50
40
30

20

20

10

10

0

0
0

5

10

15

20

0

5

Time, years

10

15

20

Time, years（a） x = 20 mm
70
a: Mode1(Lx=10mm)
c: Mode1(Lx=10mm)
a: Mode1(Lx=)
c: Mode1(Lx=)

Crack size, mm

60
50
40
30
20

Mode 310（a）Residual stress: ıRS（ASME）

0

Mode 2

0

10

15

20

25

Time, years

70（b） x = 10 mm

a: Ellipse: Modes2 and 3
c: Ellipse: Modes2 and 3
a: Ellipse: Mode1
c: Ellipse: Mode1

60

Crack size, mm

550Fig. 8 Crack growth simulation according to Mode 1
considering limitation in growth in the surface
direction. The surface length can be larger than
Lx. Residual stresses of σRS（ASME）was applied.

40
30
20
10

擬している．Lx による制限を仮定することで，制

0
0

2

4

6

8

10

Time, years（b）Residual stress: ıRS（JPN）

停留すると，深さ方向の進展が遅くなると考えられる．そして，その進展は，Lx の制限のないモード１

70
a: Ellipse: Modes2 and 3
c: Ellipse: Modes2 and 3
a: Ellipse: Mode1
c: Ellipse: Mode1

Crack size, mm

60
50

限のない場合（図中で “Lx = ∞ ” と表示）の進展よ
りも遅くなった．つまり，実機において亀裂進展がによって安全に予測できる．Lx が小さくなるほど，進展が遅くなっている．これは，Lx による制限の40ため亀裂面の面積が小さくなるためと考えられる．

30

図９に示すように，残留応力がσRS（ JPN）とσRS（UNI）

20の場合も同様の結果が得られた．つまり，進展に対10して溶接境界で進展が停留する場合でも，現状の維持規格の手順にしたがえば安全側の進展予測がで

0
0

10

20

30

40

Time, years（c）Residual stress: ıRS（UNI）
Fig. 7 Crack growth simulation results conducted forModes 2 and 3. The cracks kept semi-ellipticalin shape. The results of Modes 2 and 3 were thesame for the

きる．
維持規格では亀裂形状は半楕円形状としてモデル化される．モード２の解析において Lx = 20 mm とした場合，図 10 に示すように，亀裂は半楕円形状
を維持しながら進展することになる．表面長さがLx に到達した時点で表面方向の進展は停止し，半楕円形状を維持しながら，深さ方向にのみ進展する．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑1

a: Mode2(Lx=20mm)
c: Mode2(Lx=20mm)
a: Mode1(Lx=20mm)
c: Mode1(Lx=20mm)

60

Crack size, mm

60

Crack size, mm

70

a: Mode1(Lx=20mm)
c: Mode1(Lx=20mm)
a: Mode1(Lx=10mm)
c: Mode1(Lx=10mm)
a: Mode1(Lx=)
c: Mode1(Lx=)

70

73

50

50
40
30
20

40

10

30

0
0

5

10

20

（a）Residual stress: ıRS（ASME）

10
0
0

5

10

15

20

70

25

Time, years
Crack size, mm

a: Mode1(Lx=20mm)
c: Mode1(Lx=20mm)
a: Mode1(Lx=10mm)
c: Mode1(Lx=10mm)
a: Mode1(Lx=)
c: Mode1(Lx=)70
60

a: Mode2(Lx=20mm)
c: Mode2(Lx=20mm)
a: Mode1(Lx=20mm)
c: Mode1(Lx=20mm)60（a）Residual stress: ıRS（JPN）

Crack size, mm

15Time, years

20

50
40
30
20
10
0
0

5

10

50

15

20

Time, years（b）Residual stress: ıRS（JPN）

40
30
70

20

a: Mode2(Lx=20mm)
c: Mode2(Lx=20mm)
a: Mode1(Lx=20mm)
c: Mode1(Lx=20mm)

10
0
0

20

40

60

80

Time, years（b）Residual stress: ıRS（UNI）

Crack size, mm

60
50
40
30
20
10

Fig. 9 Crack growth simulation according to Mode 1
with limitation of growth in the surface direction
Lx. Residual stresses of σRS（JPN）or σRS（UNI）was
applied.

0
0

10

20

30

40

50

60

Time, years（c）Residual stress: ıRS（UNI）

接境界での亀裂の停留を考慮したモード２による予Fig. 10 Crack growth simulation according to Mode 2
considering the limitation in the growth in thesurface direction. The crack kept semi-ellipticalshape and the surface length could not belarger than Lx.

測は，危険側となる場合がある．図は省略するが，Lx = 10 mm とした解析におけるモード１とモード

4. 解析結果（RECT-CRACK）

Lx = 20 mm としたモード１の結果と比較すると，
モード２の予測は危険側となっている．
つまり，モード１の予測が実機を想定していると考えた場合，溶２差は，Lx = 20 mm とした場合より大きくなった．
亀裂が母材に進展しないと想定された場合でも，解4.1 残留応力σRS（ASME）の場合の進展

析上は進展するとした（Lx による制限を設定しない）解析を実施する必要がある．

矩形亀裂の進展に関する基本的な特徴を考察するために，残留応力がσRS（ASME） の場合の解析結果を

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑1

74

した．FE-CRACK によるモード１とモード２の結70
a: Rectangle: Mode2
c: Rectangle: Mode2
a: Ellipse: Mode2
c: Ellipse: Mode2
a: Ellipse: Mode1
c: Ellipse: Mode1

Crack size, mm

60
50
40

果も併せて示すが，矩形亀裂でモデル化した結果が，半楕円形状でモデル化した場合（モード２）より明らかに速いことがわかる．モード１と比べると，矩30形でモデル化した場合の進展予測は，安全側となった．図には，アスペクト比 a/c の変化も示したが，20矩形でモデル化した場合のアスペクト比は，FECRACK よりも大きくなり，その変化は亀裂形状か

10
0
0

5

10

15

20

らも確認できる．
a = c = 7 mm の半円と矩形形状の亀裂に対する解析で得られた前縁に沿った K 値の分布を図 12 にTime, years

示す．矩形亀裂の K 値は同じ亀裂寸法の半円亀裂に（a）Change in crack size

比べて大きくなった．とくに，中央点での K 値の差が大きく，その差によって，深さ方向の進展が相対的に速くなり a/c が大きくなったと考えられる．一

1.6
1.4

方，矩形のコーナー部近傍では K 値が相対的に小さ

1.2

く，コーナー部では K 値が急減に減少する特異点と

a/ c

1.0

なった．

0.8
0.6
0.4

Rectangle: Mode2
Ellipse: Mode2
Ellipse: Mode1

0.2aș = 45°

0.0
0

5

10

15

20

ș

Time, years（b）Change in aspect ratio

2cStress intensity factor , MPam 0.5

Surface point

Central point

25
20
15
10
5

Rectangle
Ellipse0（c）Change in crack shape
Fig. 11 Crack growth simulation results obtained by
RECT-CRACK code. The Mode 2 growth rule
was applied for a surface crack of rectangularshape.

図 11 に示す．K 値は矩形形状の前縁に沿って算出されるが，進展計算には表面点と中央点における K
値を用いて，表面方向と深さ方向の進展量を計算

0

30

60

90

Crack tip position, degrees

Fig. 12 Comparison of stress intensity factors along
crack front for semi-circular and rectangle
cracks. Calculations were conducted for a = c =7 mm and σRS（ASME）. The stress intensity factorof the rectangle crack was larger than that ofsemi-circular crack.

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑1

4.2 亀裂長さ制限 L x の影響

70

a: Rectangle: Mode2(Lx=10mm)
c: Rectangle: Mode2(Lx=10mm)
a: Ellipse: Mode1(Lx=10mm)
c: Ellipse: Mode1(Lx=10mm)

よりはむしろ，矩形に近かった．また，維持規格の進展評価方法に近いモード２によって，Lx を設定した場合の進展予測は，実際の進展を模擬したモー

Crack size, mm

60

FE-CRACK を用いて，表面方向に亀裂長さの制限 Lx を設定した場合の亀裂形状は，半楕円という

75

50
40
30
20

ド１の進展を危険側に予測した．したがって，溶接10部の進展を模擬する場合は，亀裂を矩形でモデル化

0することが選択肢の一つとして考えられる．そこ

0

5

10

15

20

25

Time, years

で，Lx を 10 mm とした場合に，矩形でモデル化し（a）Residual stress: ıRS（ASME）

た亀裂の進展解析結果を図13に示す．
比較のために，
FE-CRACK のモード１を用いて，Lx を設定した場

70

合の結果も示す．
60

機を模擬した解析）よりも安全側の予測となっている．モード１の結果は矩形に近く，また，矩形亀裂の K 値は中央点で相対的に大きくなったことから，
矩形亀裂による進展解析（モード２）は安全側の予測なったと考えられる．図には Lx = 10 mm の結果

Crack size, mm

いずれの残留応力に対しても，
モード１の結果
（実

50
40
30
20

a: Rectangle: Mode2(Lx=10mm)
c: Rectangle: Mode2(Lx=10mm)
a: Ellipse: Mode1(Lx=10mm)
c: Ellipse: Mode1(Lx=10mm)

10を示したが，Lx = 20 mm の場合は，矩形亀裂の進0展予測がさらに安全側となった．

0

10

20

30

40

Time, years

5. 考

察

（b）Residual stress: ıRS（JPN）
70

5.1 亀裂を矩形でモデル化することの妥当性

SCC の進展予測を行うことを想定し，アスペクト比が１よりも大きくなる場合，および亀裂進展が継Crack size, mm

本報では，ニッケル合金の溶接金属に発生した

60
50
40
30

手界面で停留する場合（Lx を設定する場合）を想定

20

し，維持規格での進展予測方法を検討した．とくに，

10

半楕円でモデル化されている亀裂を，矩形形状でモ0

デル化することの是非について考察した．
半楕円形状で亀裂をモデル化した場合，アスペク
ト比が１より大きくなる場合でも，モード２の方法
によって SCC の進展が妥当に予測できることが示された．一方，ニッケル合金に発生した SCC がス
テンレス鋼や低合金鋼に進展しないことを解析上模

a: Rectangle: Mode2(Lx=10mm)
c: Rectangle: Mode2(Lx=10mm)
a: Ellipse: Mode1(Lx=10mm)
c: Ellipse: Mode1(Lx=10mm)

0

20

40

60

80

Time, years（c）Residual stress: ıRS（UNI）
Fig. 13 Crack growth simulation obtained using RECTCRACK code with limitation of growth in thesurface direction.

擬する場合（Lx を設定する場合）は，モード２の進展は危険側の予測になった．この対応として，Lx

維持規格の評価を考えた場合，配管に発生した周を設定する場合は矩形でモデル化することで，実際の進展を模擬した解析（モード１で Lx を設定した

方向の亀裂をモデル化する際も，矩形でモデル化す場合）を安全側に予測できた．

円でのモデル化はできない．対応方法として，半楕る方法が考えられる．周方向亀裂では，厳密な半楕

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑176

円形状を円弧上に写像変換する方法，または半楕円と仮定した．

形状を配管断面に重ね合わせる方法の２通りが考えられるが，維持規格では，どちらの方法を選択する

そもそも，亀裂進展速度や残留応力にはばらつき

かは規定されていない．また，亀裂が表面方向に進が存在することから，実際の進展を予測するという展し，アスペクト比が極端に小さくなると，表面近観点からは，予測誤差はさらに大きくなる可能性が傍の亀裂形状は大きく歪むことになる．
これに対し，

ある．維持規格では，実用的に適用可能で，工学的矩形亀裂は，図 14 に示すように，一定深さの円周に妥当と判断できる方法として，現在の手順が規定

亀裂として一意に定義することができる．亀裂が表されている．そこでは，亀裂進展速度が K 値によっ

面方向に進展して，アスペクト比が小さくなる場合，て予測できることが前提となっている．本報のモー

その形状は，半楕円よりも，矩形（一定深さの円周ド１の解析では，K 値にしたがって，材料特性の不亀裂）でモデル化する方が妥当であるとの考え方も均一分布や速度の異方性を考慮せずに，亀裂を同一できる．さらに，維持規格において周方向亀裂の極

平面状に進展させるという維持規格と同じ考え方

限荷重を算出する際の亀裂形状は，矩形形状を想定

で，進展を模擬した．維持規格の考え方が妥当とすしている．進展評価と破壊評価の一貫性の観点からる前提では，モード I を基本モードと位置づけるこ

も，矩形形状でモデル化することを許容することもとは問題ないと考えられる．しかし，本解析を踏ま選択肢の一つとして考えられる．

えた進展予測手順の検討においては，上記の①から④に加え想定する亀裂進展速度や残留応力の妥当性
2Lについても留意する必要がある．
a

2ș

t

6. 結

Ri

言

M

任意の亀裂形状に対して K 値を算出する機能を有する FE-CRACK と矩形亀裂を対象に進展解析が実施できる RECT-CRACK を用いて，残留応力下でFig. 14 Possible modeling procedure for a circumferential surface crack. The uniform crack
depth is assumed.

5.2 進展予測において考慮すべき事項の亀裂進展を模擬した．
種々の条件の解析結果から，進展予測手順の検討を行った．その結果，以下の結論を得ることができた．
（1）現在の維持規格で規定されている a/c ≦１でモデル化するという制約は，残留応力下での本報では，FE-CRACK によるモード１の予測が実際の進展挙動である（または，それに近い）とし亀裂進展を予測する段階では，撤廃しても問題ないことを確認した．

て，各種の解析結果を比較・検討してきた．しかし，（2）異材界面などで進展が制限される場合でも，実際の亀裂進展が必ずしもモード１で模擬できると

表面方向の進展に制限がないと仮定して進展は限らない．FE-CRACK によるモード１の解析でを予測することで，評価上は安全側の予測が考慮できていない事項として以下が挙げられる．

できる．
（3）逆に，進展の制限があると仮定して，半楕円①材料変形特性（ヤング率など）の材料毎の違いの亀裂進展を予測した場合（Lx を設定した（界面で不整合応力が発生する可能性がある）

モード２による予測）は，実際の進展（モー②進展速度の異方性（組織に沿った深さ方向の進ド１による解析）を危険側に予測する可能性

展が，表面方向よりも速い可能性がある）③亀裂は２次元平面内を進展すると仮定しているが，実際には面外に進展する可能性もある．
④実際の亀裂進展は配管軸方向に進展することが想定されるが，解析では全て平板内を進展するがある．
（4）亀裂形状を半楕円ではなく矩形でモデル化しても，時間に対する亀裂深さの変化は安全側に予測できる．
（5）表面方向の進展が制限される場合（Lx を設定

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑1

する場合）を想定して進展予測を安全側に行うためには，亀裂形状は半楕円でなく，矩形でモデル化する方がよい．

文献（1） 日本機械学会 , 発電用原子力設備規格維持規
格 , JSME S NA1-2016（2016）．
（2） Kamaya, M., Stress intensity factors of
surface crack with undulated front, JSMEInternational Journal Series A Solid
Mechanics and Material Engineering, Vol.49（2006）, pp.529‑535.
（3） Kamaya, M., J-integral solutions for surface
crack inside pipe under bending load,
Journal of Solid Mechanics and Materials
Engineering, Vol. 3（2009）, pp.1115‑1126.
（4） Kamaya, M., Growth evaluation of multiple
interacting surface cracks（part I: experiments and simulation of coalesced crack）,
Engineering Fracture Mechanics, Vol.75（2008）, pp.1336‑1349.
（5） Broussard, J. E., Standard through-wall
distributions of dissimilar metal weld
residual stress, Proceedings of ASME
Pressure Vessels and Piping Division
Conference（2015）, paper no.45950.
（6） Ogawa, N., Muroya, I., Iwamoto, Y., Hojo,
K., Ogawa, K., Kingston, E. and Smith, D.
J., Residual stress evaluation of dissimilar
weld joint using reactor vessel outlet nozzle
mock-up model（Report-2）, Proceedings of
ASME Pressure Vessels and Piping Division
Conference（2009）, paper no.77269.
（7） 日本機械学会 , 発電用原子力設備規格 維持規
格 事例規格（ニッケル合金の PWR 一次系水質環境中の SCC き裂進展速度）, JSME NACC-006（2010）．
（8） 原子力安全基盤機構 , 平成 17 年度 Ni 基合金応力腐食割れ（SCC）進展評価技術調査（定荷重試験）に関する報告書 , 06 基材報 -0012, 平
成 18 年７月（2006）．

77

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑278

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＊ 1
Inﬂuence of Flow Velocity and Temperature on
Flow Accelerated Corrosion Rate at an Elbow Pipe
歌野原陽一（Yoichi Utanohara）＊2

村瀬

道雄（Michio Murase）＊2

要約
流れ加速型腐食（FAC: Flow accelerated corrosion）は火力および原子力発電所の高経年化対策において考慮しなければならない重要な問題の１つである．FAC に対する熱流動場の影響を理解するため，様々な流速と温度条件下でエルボでの FAC 減肉速度を測定した．エルボ
試験体はステンレス鋼（内径 D = 49.5 mm）で作成し，FAC 減肉速度は炭素鋼製のセンサで測定した．溶存酸素濃度は 0.1 ppb 以下となるよう調整し，pH はほぼ中性（約 7.0）に保てていた．
管断面平均流速は 0.39 から 5.74 m/s（Reynolds 数 約 1.0 × 106）に変化させた．ループ水温が150℃の時，エルボにおける FAC 減肉速度は腹側の値が周方向の他の値より低くなり，この傾向はエルボ下流まで続いた．エルボでの FAC 減肉速度はエルボ上流や下流よりも大きく，エルボ
下流の減肉速度は下流に行くにつれて減少した．減肉速度は流速の増加とともに線形ではないが単調に増加した．エルボ上流の直管部の減肉速度を基準とすると，エルボにおける減肉速度の比は約 1.7 から 2.9 となった．ループ水温を 100℃に低下させると，エルボ腹側の減肉速度が他の周方向位置の値に比べ大きくなった．温度をさらに 50℃に低下させると，FAC 減肉速度は低下したが，無視できるほど小さい値ではなかった．流速の影響は 50℃においては無視できるほど小さ
く，100℃および 150℃では顕著となった．流速と温度の複合影響は場所によって異なり，エルボ
において特に強くなった．
キーワード

流れ加速型腐食，エルボ配管，配管減肉速度，電気抵抗法

Abstract
Flow accelerated corrosion（FAC）
is one of the important issues that must be
considered for aging fossil and nuclear power plants. To understand the eﬀect of thermal ﬂow
ﬁeld on FAC, FAC rates at an elbow pipe were measured under diﬀerent ﬂow velocity andtemperature conditions. The elbow test section was made of stainless steel（diameter D = 49.5mm）
and FAC rates were measured using corrosion sensors made of carbon steel. The dissolved
oxygen concentration was kept under 0.1 ppb, and pH was nearly neutral（about 7.0）
at room
temperature. The mean cross-sectional velocity was changed from 0.39 to 5.74 m/s（Reynolds
number, about 1.0e6）. When the water temperature was about 150℃, the FAC rate was smallerat the intrados of the elbow pipe than at other circumferential locations. This tendency continued
downstream. The FAC rates at the elbow pipe were larger than those upstream and downstream
from the elbow pipe and the FAC rates downstream from the elbow pipe decreased along the ﬂow
direction. FAC rates increased as ﬂow velocity increased and their relationship was not linear.
The ratios of the maximum FAC rate at the elbow to the FAC rate in the upstream straight pipe
ranged from about 1.7 to 2.9. When temperature decreased to 100℃, FAC rate at the intrados
became the largest of the other circumferential sensors. When temperature decreased further
to 50℃, FAC rate also decreased, but the value was not negligible. The inﬂuence of ﬂow velocity
was negligibly small at 50℃ and remarkable at 100℃ and 150℃. The combination eﬀect of ﬂow
velocity and temperature was diﬀerent from place to place and particularly strong at the elbow.
Keywords

Flow accelerated corrosion, elbow pipe, wall thinning rate, electric resistance method＊ 1 本原稿は Nuclear Engineering and Design（2019）, Vol.342, pp. 20-28（1）で公表したものを和訳し転載したものである．
＊ 2 （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑2

1. はじめに

79

肉速度を測定している．また，エルボ部における物質移動係数の測定と流れ場の数値シミュレーション

流 れ 加 速 型 腐 食（Flow accelerated corrosion，も行っている（15）．同じエルボ形状で FAC 減肉速度

以下 FAC）は火力および原子力発電所の高経年化と物質移動係数の比較を行うことで，両者の定量的対策において重要な問題である．FAC はオリフィな相関関係を明らかにすることを試みている．従っスやエルボの下流のように，配管内の流れが強くて，熱流動場が FAC 減肉速度に与える影響を理解

乱れた箇所で発生する．FAC により配管は減肉し，するには，流速と温度をパラメータとした，より詳

（2）

．従来，

細な実験が必要となる．特に，FAC は通常，100 〜

事業者は独自にガイドラインを定め，非破壊検査に

280℃の範囲において発生し，130 〜 150℃近辺で減よる肉厚測定から余寿命を評価し配管肉厚を管理し,．し肉速度が最大となることが知られている（3）（16）てきたが，2005 年に日本機械学会による「配管減かし，米田ら（17）によると，50℃という比較的低い

肉管理に関する規格」（2） が制定され，日本の発電温度においても無視できない大きさの FAC 減肉速所における配管減肉管理方法が統一された．以後，度が確認されている．従って，本研究では 50℃に原子力プラントでは，日本機械学会の規格に基づいまで温度を低下させて FAC 減肉速度を計測した．

て，実測を主体とした配管減肉管理が行われている．

ここでは，いくつかの流速と温度条件下で FAC 減

時として配管破断に至る可能性がある

一方，配管減肉管理の合理化に向け，減肉速度の肉速度を測定し，得られた知見を述べる．

予測に関する研究も進められている．減肉予測には
FAC の影響因子の理解が重要である．FAC の影響

2. 実験方法

因子は一般に，環境因子（温度，pH，溶存酸素濃度等の水質），材料因子（クロム等の含有量等），流

2.1 実験ループ（3）

体力学因子に分類される．従来，流体力学因子

（4）（
, 5）

を用いることが多かった

FAC 減肉速度測定に用いた実験ループを図１にが，最近では FAC と局所の流れ場の相関に関する示す．実験方法は既報（11）〜（14） とほぼ同じである．

研究が行われるようになってきた（6）〜（10）．FAC の循環ポンプは試験体の下流に設置し，ポンプで発生

本質的な流体力学因子は壁面近傍の物質移動係数とする乱れが試験部に及ばないようにした．ループ水

されており，多くの研究がその点を踏まえて行われは給水前に脱気装置で溶存酸素濃度をある程度低減ている．減肉速度の予測には，実測値による妥当性させた上で注入し，ヒータで目的の温度まで加熱し検討が必要である．これまでの発電所での肉厚測定

た．実験中，
溶存酸素濃度は0.1 ppb 以下に抑制した．

により多くの実機減肉データが存在するが，一般にpH の調整は行っていないが，室温においてほぼ中局所の運転条件や水質の点で不確かさが大きい．そ性に保たれていることを確認した．鉄イオン濃度はれゆえ著者らは，十分に実験条件を管理した上で実験実施中にループ水の一部を脱塩装置に通すことには管断面平均流速

（11）〜
（13）

（14）

で上昇を抑制した．ループ水温度はヒータと試験部での減肉速度測定を行ってきた．これらの一連の研下流に設けた冷却器により制御した．実験定常状態

究は，FAC に対する局所の流れ場の影響を評価ででは循環ポンプにより入熱が発生するため，冷却器

きる数値シミュレーション手法を開発することが最により除熱する必要がある．実験ループ中でのキャ終目標である．

ビテーション発生を防止するため，窒素ガスの注入

FAC 実験を行い，オリフィスやエルボ

本研究では，配管要素としてエルボに注目し，でループ水の圧力を 1.5 MPa に自動制御した．実験

FAC 減肉速度測定を行った．エルボは発電所にお中は温水タンク圧力，水温，流量を継続的に計測しいて必要不可欠な配管要素である．エルボの FAC

た．ループ水サンプリング装置では，ループ水を大研究事例として，エルボでの物質移動係数を測定し気圧まで減圧し，室温まで冷却した上で溶存酸素濃

（7）

（8）

があ

度，導電率を計測し，再度実験ループに合流させた．

るが，エルボでの FAC 減肉速度を実験で計測した，実機の減肉速度を分析した事例

さらに，ループ水を定期的に採取し，室温まで冷却事例はこれまで見当たらない．著者らのこれまでのした上で pH と鉄イオン濃度を手動で計測した．手

た実験

（14）

では，内径 49.5 mm のエルボ配管を対象に，動計測においては採取したループ水が大気に暴露し

流速約 5 m/s，温度約 150℃の一定の条件で FAC 減

ないよう，窒素ガス雰囲気中で行った．水質の計測

研究

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑280㻿㼍㼒㼑㼠㼥㻌㼢㼍㼘㼢㼑㻼㻺㼕㼠㼞㼛㼓㼑㼚㻌㼓㼍㼟㼏㼥㼘㼕㼚㼐㼑㼞

㼂㼍㼏㼡㼡㼙
㼜㼡㼙㼜㻰㼑㼙㼕㼚㼑㼞㼍㼘㼕㼦㼑㼞㻴㼛㼠㻌㼣㼍㼠㼑㼞㼠㼍㼚㼗㻔㻌㻌㻞㻌㻹㻼㼍㻕㻰㼑㼓㼍㼟㼕㼒㼕㼑㼞㻲㼘㼛㼣㻌㼟㼠㼍㼎㼕㼘㼕㼦㼑㼞㻲㼑㼑㼐㻌㼣㼍㼠㼑㼞㼃㼍㼠㼑㼞㻌㼏㼔㼑㼙㼕㼟㼠㼞㼥㼏㼛㼚㼠㼞㼛㼘㻌㼟㼥㼟㻚㻴㼥㼐㼞㼍㼦㼕㼚㼑㻌㻔㻺 㻞 㻴㻠 㻕㻯㼛㼛㼘㼑㼞

㻴㼑㼍㼠㼑㼞

㻲㻦㻌㻲㼘㼛㼣㻌㼙㼑㼠㼑㼞㻰㻻㻦㻌㻰㼕㼟㼟㼛㼘㼢㼑㼐㻌㼛㼤㼥㼓㼑㼚㻯㻌㻌㻦㻌㻯㼛㼚㼐㼡㼏㼠㼕㼢㼕㼠㼥

㻰㼞㼍㼕㼚

㻲

㻰㼑㼜㼞㼑㼟㼟㼡㼞㼕㼦㼍㼠㼕㼛㼚㼢㼍㼘㼢㼑㻾㼑㼏㼕㼞㼏㼡㼘㼍㼠㼕㼛㼚㻌㼜㼡㼙㼜㻔㻵㼚㼢㼑㼞㼠㼑㼞㻌㼏㼛㼚㼠㼞㼛㼘㻕㻿㼡㼘㼒㼡㼞㼕㼏㻌㼍㼏㼕㼐㻔㻴 㻞 㻿㻻 㻠 㻕㼀㼀㼑㼟㼠㻌㼟㼑㼏㼠㼕㼛㼚㻔㻰 㻩㻌㻠㻥㻚㻡㻌㼙㼙㻕㻰㻻㻯㻯㼛㼛㼘㼑㼞

㻹㼑㼍㼟㼡㼞㼑㼙㼑㼚㼠㼟㻌㼛㼒㼣㼍㼠㼑㼞㻌㼏㼔㼑㼙㼕㼟㼠㼞㼥㻿㼍㼙㼜㼘㼕㼚㼓㻌㼟㼥㼟㻚㼜㻴㻌㼍㼚㼐㻌㻵㼞㼛㼚㻌㼏㼛㼚㼏㼑㼚㼠㼞㼍㼠㼕㼛㼚㻌㼣㼑㼞㼑㻌㼙㼑㼍㼟㼡㼞㼑㼐㻌㼟㼑㼜㼍㼞㼍㼠㼑㼘㼥㻌㼍㼚㼐㻌㼙㼍㼚㼡㼍㼘㼘㼥㻚

図１

FAC 減肉速度測定

装置は表１に示すものを用いた．

実験装置

減肉速度計測用の試験体を図２に示す．試験体の配管はステンレス鋼（SUS304）製で，内径 D =

表１
測定項目

水質測定機器仕様

製造者

形式

溶存酸素
濃度

日機装

7115-22

導電率

日機装

9792

pH
鉄イオン
濃度

Ỉ㉁

仕様
隔膜型ポーラログラフ式

ᐃᶵჾ௙ᵝ
49.5 mm である．腐食センサは炭素鋼（STPT42:
Ni, 0.02 wt. %; Cr, 0.04 wt. %; Mo, 0.01 wt. %）製のプレートで，図３に示すように配管の内面に設置した．腐食センサとステンレスパイプとは樹脂で絶縁しており，センサの炭素鋼プレート表面が温水に露

ガラス
電極法

堀場製作所 D-51
Hach

⾲

PocketTPTZ 法colorimeter II

出するようにした．
腐食センサ設置数は合計 20 箇所で，エルボ入口
から 9.25D 上流の直管部に４箇所，エルボ管の中央に４箇所，エルボ出口から 2.68D，3.68D 下流に４箇所ずつ，4.68D，5.68D 下流に２箇所ずつ設置した．

図２

減肉速度測定試験体，俯瞰図（単位：mm）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑2

図３

なお，エルボの曲げ方向は水平面内，つまり，上流

81

腐食センサ

2.2 FAC 減肉速度測定方法

直管，エルボ管，下流直管は全て水平面内に設置されている．
図４に実験で使用したエルボ試験体の詳細形状を示す．通常のエルボ形状では管内面に腐食センサの設置が困難であったため，工業用に使用される一般的なエルボ形状とは異なる形状を採用した．これま
（11）
（12）
,

で著者らが作成した試験体

FAC による減肉速度は電気抵抗法で計測する．
電気抵抗 R と炭素鋼試験片厚さ d とは式（1）で関係付けられる．

R =ȡe

では管内面を滑

L
L
=ȡe
S
d uw

（1）

らかにするために中ぐり加工を行い，腐食センサとここで ȡe は炭素鋼の電気抵抗率，S，L，d，w は管内面が面一になるようにしていた．しかし，その図３に示すように，それぞれ腐食センサの炭素鋼プような加工はエルボ管内面で行うことができない．

レートの断面積，長さ，厚さ，幅である．炭素鋼プレートの厚さ d は電気抵抗 R から計測することがで

従って，54 mm の直管部を２つの 45°
エルボ（曲率R
半径 e = 76.2 mm）で挟み，直管部に腐食センサを取り付けた．作成したエルボ試験体の等価曲率半
径は Rep = 114.4 mm である．

き，炭素鋼プレートの減肉速度は減肉量の時間履歴の勾配から算出することができる．ȡe は温度に依存

上流側から下流を見た場合の腐食センサの位置関するため，測定データは温度変動の影響を受けることになる．ここでは ȡe を一定値として取り扱うこと係を図４に示す．エルボ試験体中央には４つの腐食にし，測定データに対する温度変動の影響は 3.1. 節

センサが周方向に取り付けられており，それぞれで述べるように，減肉速度算出過程で除去した．

upper（上），lower（下），extrados（背），intrados（腹）とする．

View fromthe upstream

Extrados

Upper

Intrados
Lower

図４

ῶ⫗㏿ᗘ

ᐃ᪉ἲ

エルボ試験体の詳細形状（単位：mm）

Verticaldirection

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑282

2.3 実験条件あるためと考えられる．より詳細な議論は 3.1 節にて述べる．Run6 以後，温度を段階的に下げ 100℃

実験条件を表２に示す．実験は Run1 から Run9

（Run6，
Run7），
50℃（Run8，
Run9）で実験を行った．

まで中断することなく実施し，次の Run に移る際

溶存酸素濃度はほとんど常に 0.1 ppb 以下を保つこに流速や温度などの条件を変更した．それぞれのとができた．なお，PWR2 次系における溶存酸素濃Run における実験時間は数日以上となった．Run1

度管理値は復水で 10 ppb 以下，給水で 5 ppb 以下を始める前に，腐食センサの表面を紙やすりで磨である．一般に，FAC は溶存酸素濃度が低い条件

き酸化被膜を除去した．実験中，流速は Run1 か下で発生し，溶存酸素濃度の増加とともに FAC 減ら Run3 にかけて流速を徐々に増加させた．表２の

肉速度が減少する．これは，溶存酸素濃度が増加す2014 Run4 と標記した Run は以前実施した計測のもると酸化被膜が Fe3O4（マグネタイト）から溶解度のであり，参考値として示した．温度は Run1 からの低い Fe2O3（ヘマタイト）に変化するためである．

Run5 まで 150℃に調整したが，実際の計測値は Run

本実験では，溶存酸素濃度を 0.1 ppb 以下に低下さ毎に異なっていた．その理由として，熱バランスがせたことで，溶存酸素濃度の FAC 減肉速度への影

Run 毎に異なっていることが考えられる．つまり，響を無視できると考えられる．

速度の増加とともに試験部に流入するエンタルピ量

図５に Run1 から Run9 まで間の pH と鉄イオン濃は増加するが，試験部からの放熱量はほぼ一定で度を示す．pH と鉄イオン濃度は断続的に計測した．

表２

FAC 実験条件

Run

１

２

３

４

５

６

７

８

９

2014 Run 4

実験時間［h］

444

175

141

332

78

145

113

580

1624

503

管断面平均
流速［m/s］

0.39

1.40

4.34

5.74

4.73

4.73

1.37

1.34

4.78

3.64

145.2

148.8

149.2

149.2

149.2

99.2

98.9

49.0

49.2

149.2

温度［℃］
Reynolds 数

9.7 × 104 3.6 × 105 1.1 × 106 1.4 × 106 1.2 × 106 8.0 × 105 2.3 × 105 1.2 × 105 4.3 × 105 9.0 × 105

溶存酸素濃度［ppb］

0.1 以下0.1 以下6.8
6.8（6.4〜7.3）（6.7〜7.0）

7.3

7.5

7.1
7.3
（6.9〜7.3）（7.2〜7.4）

6.6

7.5

---

6.9
（6.5〜7.2）

鉄イオン
0.02〜0.06 0.03〜0.07
濃度［ppm］

0.05

0.05

0.06〜0.11

0.06

0.02〜0.03

---

0.03

pHa

0.05

a：pH は 1Run 当たりの平均値，括弧内の数字は最小値と最大値を示した．

Run 1

2

3

4

5 6

7

9
8

8
Not
measured

pH

pH

0.18
0.16
0.12

6

0.1

Iron concentration

0.08

4

Not
measured

3
2

0.06
0.04
0.02

1
10-Jul-16

0.2

0.14

7

5

9

0
25-Jul-16

9-Aug-16図5ᐇ㦂⤖ᯝῶ⫗㔞ࡢ᫬㛫ᒚṔ

24-Aug-16

8-Sep-16

pH と鉄イオン濃度の履歴

23-Sep-16

8-Oct-16

Iron concentration [ʅg/g]

10

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑2

保つことができた．鉄イオン濃度は Run5 の場合を除 き 0.04 ± 0.02 ȝg/g に 保 つ こ と が で き た．Run5における鉄イオン濃度の上昇した原因は不明であるが，FAC 減肉速度に大きな影響は無いと考えられる．

3. 実験結果

Metal loss [ȝm]pH の値は調整していないが，室温下でほぼ中性を

10
9
8
7
6
5
4
3
2
1
0

83

Run 1, Elbow, extrados
Run 1, -9.3D, extrados
Run 1, 3.7D, extrados

0

120

240

360

480

Time [h]3.1 減肉量の時間履歴（a）Run 1

図６に Run1 〜 Run4 における腐食センサの減肉

2.5

量時間履歴を示す．全て，エルボ背側に沿った値で量は時間とともに線形に増加したが，変動も見られた．変動の幅は速度増加とともに減少した．変動の主な原因は，ループ水の温度変動に起因するセンサ
厚みの測定誤差と考えられる．式（1）の電気抵抗とセンサ厚さの関係において，電気抵抗率 ȡe は水温に

2

Metal loss [ȝm]ある．管路流れ方向原点はエルボ入口とした．減肉Run 2, Elbow, extrados
Run 2, -9.3D, extrados
Run 2, 3.7D, extrados

1.5
1
0.5
0

依存するので，減肉量も水温に影響を受けて変動す

024に関係すると考えられる．系外への放熱量は流速に00

流速増加とともに試験部の水温低下幅も小さくなる

2414

る特定の時間幅で傾きを移動平均処理することで変12

Metal loss [ȝm]

速度は減肉量時間履歴の傾きから算出するため，あRun 4, Elbow, extrados
Run 4, -9.3D, extrados
Run 4, 3.7D, extrados

10
8
6
4

ている．一方，Run2 〜 Run4 では傾きは Run 開始

2の早い段階から比較的一定である．Run1 開始直後

0
0

120

（d）Run 4考えられる．
減肉量時間履歴の傾きが一定になると，

ῶ⫗㏿ᗘศᕸ

240

Time [h]形成されるとともに減肉速度が減少しているものと酸化被膜厚さは定常に達したと考えられる．Run2，

72（c）Run 3になったと考えられる．いずれにせよ，FAC 減肉

は腐食センサ上に酸化被膜が全く無く，酸化被膜が48

Time [h]ため，室温の日変動が塗りつぶされずに目立つよう的一定となった．類似の傾向は既報（14）でも示され

144

2
1

加し，実験開始から約 190 時間経過後に傾きが比較

120

3

ように24時間周期の変動が現れている．
上述の通り，

図６（a）に示す Run1 では減肉量は時間とともに増96

4温の日変動も水温に影響し，図６（b）〜（d）に示す動の影響を除去することが可能である．

144

Run 3, Elbow, extrados
Run 3, -9.3D, extrados
Run 3, 3.7D, extrados

5

Metal loss [ȝm]

温低下量は小さくなり，温度変動も小さくなる．室120

6

関係無くほぼ一定と考えられるが，試験部への流入

部への流入エンタルピが増加するため，試験部の水96（b）Run 2

ヒータ入熱量と系外への放熱量のエネルギバランス

部の水温も低下する．逆に，流速が増加すると試験

72

Time [h]ることになる．水温が変動する主な原因としては，

エンタルピは流速低下とともに減少するため，試験48

図6

腐食センサの減肉量時間履歴360

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑2

84

FAC rate [mm/y]

0.10

RUN 1 (U = 0.39 m/s)

RUN 2 (U = 1.40 m/s)

upperextrados

lower

intradosat the elbow
downstream
from the elbow

0.08
0.06
0.04
upstreamfrom the elbow

0.02

FAC rate [mm/y]

0.12

0.00
-10 -8

-6

-4

-2

0

2

4

6

8

Distance from entrance of elbow [x/D]

0.14
0.12
0.10
0.08
0.06
0.04
0.02
0.00

upper

extrados

lower

intrados

lower

intrados

downstream
from the elbow

upstreamfrom the elbow-10 -8

-6

-4

-2

0

2

4

6

8

FAC rate [mm/y]

FAC rate [mm/y]

at the elbow
extrados

0

2

4

6

8

10

（b）Run 2

RUN 3 (U = 4.34 m/s)
upper

-2

Distance from entrance of elbow [x/D]（a）Run 1

0.40
0.35
0.30
0.25
0.20
0.15
0.10
0.05
0.00

downstream
from the elbow

upstreamfrom the elbow-10 -8 -6 -4

10

at the elbow

0.40
0.35
0.30
0.25
0.20
0.15
0.10
0.05
0.00

581 8  PV

upper

extrados

lower

intrados

-6

-4

-2

0

2

4

6

8

10

Distance from entrance of elbow [x/D]Distance from entrance of elbow [x/D](c) Run 3(d) Run 4(d)
Run 44（d）Run(c) Run 3（c）Run3
図7

downstream
from the elbow

upstreamfrom the elbow-10 -810

at the elbow

FAC 減肉速度分布（Run1 〜 Run4）

Run3 および Run4 では，腐食センサ上に酸化被膜面近傍の流速が低下したことが原因の１つと考えらが既にある状態から開始しているので，Run1 に比れる．既報（15）において，実験で用いたエルボ形状

べて比較的すぐに酸化被膜厚さが定常に達すると考を対象に図８に示すような流れ場の数値シミュレー

えられる．よって，Run1 では定常状態に達したとションを実施している．図ではショートエルボ，ロ

想定される実験開始後 192 時間後から 384 時間後まングエルボ，本実験で用いたエルボの３種類で流速での 192 時間（８日間）の減肉量時間履歴を対象に，分布を比較している．その結果，本実験で用いたエ

24 時間の区間幅で傾きを移動平均処理し，算出さルボでは腹側で比較的低い流速になっており，そのれた値をさらに時間平均して減肉速度を算出した．

3.2 FAC 減肉速度分布
図７に FAC 減肉速度分布を示す．3.1 節で述べたように，減肉量時間履歴の傾きを移動平均および
時間平均処理した値を示している．分布の傾向は既報（14）での計測値と類似するものだった．つまり，エルボにおける FAC 減肉速度は腹側の値が周方向の他の値より低くなり，エルボにおける FAC 減肉ὶ㏿ࡢᙳ㡪
速度はエルボ上流や下流の減肉速度に比べて大きくὶ㏿ࡢᙳ㡪

なった．そして，エルボ下流の減肉速度は下流に行
くにつれて減少している．エルボ腹側における低い
減肉速度については，エルボ内で流れがはく離し壁

図8

（15）
，
エルボでの時間平均流速分布（流れ方向成分）
Re = 45000，INSS エルボは本実験のエルボ形状を示す．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑20.4腹側の物質移動も低下していた可能性がある．流れ

0.35のはく離はショートエルボで最も強く発生していたが，ロングエルボでは発生していない．本実験で用いたエルボ形状では１段目のエルボで比較的弱いはく離が発生するとともに，エルボ背側での流速がFAC rate [mm/y]

傾向がエルボ下流まで続いている．従って，エルボ

85

U = 5.74 m/s (Run 4)
U = 4.73 m/s (Run 5)
U = 4.34 m/s (Run 3)
U = 3.64 m/s (2014Run 4)
U = 1.40 m/s (Run 2)
U = 0.39 m/s (Run 1)

Extrados

0.3
0.25

0.15
0.1
0.05

なっている．このように，エルボ形状は流れ場に影

0
-12

-10

-8
-6
-4
-2
0
2
4
Distance from entrance of elbow, x/D

響を与えており，壁面近傍の物質移動にも影響を与より詳細に議論するには，実験による FAC 減肉速

0.4

度と数値シミュレーションによる熱流動場を比較す

0.35

U = 5.74 m/s (Run 4)
U = 4.73 m/s (Run 5)
U = 4.34 m/s (Run 3)
U = 3.64 m/s (2014 Run 4)
U = 1.40 m/s (Run 2)
U = 0.39 m/s (Run 1)

Intrados

る必要があり，今後の検討課題となる．
FAC rate [mm/y]

0.3が最大となる箇所は Run1 〜 Run4 とも背側であっ68（a）エルボ背側えていると考えられる．エルボ形状の影響について

布は同様な傾向を示した．エルボにおいて減肉速度

downstream
from the elbow

upstreamfrom the elbow

0.2

ショートエルボ，ロングエルボの場合よりも速く

異なる流速同士で比較すると，FAC 減肉速度分

at the elbow

た．エルボ上流側の直管での減肉速度を基準として

0.25

at the elbow

downstream
from the elbow

0.2
upstreamfrom the elbow

0.15
0.1
0.05

エルボにおける最大減肉速度の比を示すと，Run1

0-12では 2.4，Run2 では 1.7，Run3 では 2.9，Run4 では 2.14

-10

-8
-6
-4
-2
0
2
4
Distance from entrance of elbow, x / D

となった．

6

8

（b）エルボ腹側
図９3.3 流速の影響

0.4

速度に対する流速の影響を示す．Run3 を除き，全0.35

測定点で流速増加とともに減肉速度は増加する傾向

0.3を示す．流速が変化しても分布の形状は類似しており，エルボにおいて最も減肉速度が大きい．
流速の影響を調べるために，図 10 にエルボ背側FAC rate [mm/y]

図９にエルボ背側および腹側に沿った FAC 減肉

異なる流速間での FAC 減肉速度の比較

Elbow extrados

Run 3
Run 4

0.25
Run 5

0.2

2014Run 4

0.15

Run 2

0.1

および腹側での流速依存性を示す．図において減肉

0.05

速度は流速の増加とともに増加する傾向を示した．

0

Run 1

Run3 を除外すれば，減肉速度は流速の増加ととも

0

1

2
3
4
5
Mean cross-sectional velocity [m/s]に単調に増加した．Run3 の傾向が他と異なる原因（a）エルボ背側

6

（4）
（5）
, （12）,（17）,は不明である．既往の研究においても減0.4

肉速度が流速とともに増加する傾向が報告されていて異なり，減肉速度が流速の 1.0 乗に比例する例か（17）

ら 2.3 乗に比例する例まで指数に幅が存在する．

理由として，減肉速度は流速だけでなく流れの乱れにも依存するが，実験装置ごとに流れの乱れの強さが異なるためと考えられる．よって，FAC 減肉速

FAC rate [mm/y]

る．
しかし，減肉速度と流速の相関関係は実験によっ

Elbow intrados

0.35

Run 4

0.3

Run 3

0.25
Run 5

0.2

2014Run 4

0.15
0.1
Run 2

0.05

Run 1

0

度に対する流れ場の影響を調べるためには，壁面近0傍の流れ場を数値シミュレーションなどで詳しく知

1

2
3
4
5
Mean cross-sectional velocity [m/s]（b）エルボ腹側る必要がある．
図 10
ᗘࡢᙳ㡪
ᗘࡢᙳ㡪

FAC 減肉速度に及ぼす流速影響

6

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑286

3.4 温度の影響

ど，流れ場の構造が変化したことが原因として考えられる．

図 11 に異なる温度条件における FAC 減肉速度分

温度がさらに 50℃まで低下した時，FAC 減肉速

布を示す．150℃（Run3）の場合，3.2 節で述べた度は全体的に低下した．エルボ腹側の減肉速度がように，エルボ腹側の FAC 減肉速度は周方向の他

周方向の他の位置よりも大きくなる傾向は 100℃のの位置よりも小さくなった．しかし，温度を 100℃時と同様だった．１章で述べたように，FAC は通まで下げた場合（Run6），傾向が変化し，エルボ腹常 100℃以上で発生し，130 〜 150℃近辺で最大値と側の減肉速度が周方向の他の位置よりも大きくなっなる（16）．しかし，50℃における FAC 減肉速度は無た．Run3 と Run6 で流速はほぼ同じなので，傾向視できるほど小さい値ではなく，エルボ腹側で 0.09の変化は 150℃から 100℃への温度変化に起因する

mm/y となった．100℃における FAC 減肉速度の最ものと考えられる．理由は明確でないが，物性値の大値を基準に 50℃における FAC 減肉速度の最大値変化によりエルボ腹側のはく離点位置がずれたなを表すと 0.2 となった．低温環境下でも FAC が発生

FAC rate [mm/y]する傾向は米田らによる実験結果（17）と整合する．
581 r&8  PV

0.45
0.40
0.35
0.30
0.25
0.20
0.15
0.10
0.05
0.00

upper

extrados

lower

intrados

図 12 は FAC 減肉速度に対する流速と温度の影

at the elbow

響を示す．同じ流速条件で比較すると，100℃でdownstream
from the elbowの FAC 減肉速度は 150℃や 50℃での値に比べ大きい．この傾向は，既往研究（16） での 130 〜 150℃で最大値が現れるという知見とは異なっている．また，50℃の FAC 減肉速度（Run8 および Run9）はupstreamfrom the elbow-10 -8-6-4-2

150℃，1.40 m/s（Run2）における減肉速度と同等
0

2

4

6

8

10

Distance from entrance of elbow [x/D]

0.4

5XQ r&8  PV

0.45
0.40
0.35
0.30
0.25
0.20
0.15
0.10
0.05
0.00

at the elbow
upper
lower

extrados
downstream
from the elbow

intrados

Elbow extrados

0.35

FAC rate [mm/y]

FAC rate [mm/y]（a）Run3（150℃ , 4.34 m/s）

150deg-C, 4.73 m/s (Run 5)
150deg-C, 1.40 m/s (Run 2)
100deg-C, 4.73 m/s (Run 6)
100deg-C, 1.37 m/s (Run 7)
50deg-C, 4.78 m/s (Run 9)
50deg-C, 1.34 m/s (Run 8)

0.3
0.25
0.2
0.15
0.1
0.05

upstreamfrom the elbow

0
-10

-8

-6

-2

0

2

4

6

8

10

2

4

6

8

10

x/D

-10 -8

-6

-4

-2

0

2

4

6

8

10

（a）背側

Distance from entrance of elbow [x/D]（b）Run6（100℃ , 4.73 m/s）

0.45

upper

extrados

lower

intrados

Elbow intrados

0.4&DVH r&8  PV

0.45
0.40
0.35
0.30
0.25
0.20
0.15
0.10
0.05
0.00

150deg-C, 4.73 m/s (Run 5)
150deg-C, 1.40 m/s (Run 2)
100deg-C, 4.73 m/s (Run 6)
100deg-C, 1.37 m/s (Run 7)
50deg-C, 4.78 m/s (Run 9)
50deg-C, 1.34 m/s (Run 8)

0.35

at the elbow
downstream
from the elbow

upstreamfrom the elbow

FAC rate [mm/y]

FAC rate [mm/y]

-4

0.3
0.25
0.2
0.15
0.1
0.05
0

-10 -8

-6

-4

-2

0

2

4

6

8

10

Distance from entrance of elbow [x/D]-10異なる温度間での FAC 減肉速度の比較

-6

-4

-2

0

x/D

（c）Run9（50℃ , 4.78 m/s）
図 11

-8

（b）腹側
図 12

FAC 減肉速度に及ぼす流速と温度の影響

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑2

表３87

流速増加による FAC 減肉速度の増加率
上流

エルボ

下流

温度［℃］

流速［m/s］

背側

腹側

背側

腹側

背側

腹側

150

1.40 to 4.73

1.5

1.1

2.1

2.8

2.0

1.8

100

1.37 to 4.73

1.7

1.8

1.8

1.9

1.7

1.7

50

1.34 to 4.78

0.7

0.8

0.9

0.9

0.7

0.7

流や下流よりも大きくなり，エルボ下流では下流にであった．
流速と温度の複合影響をより明確にするために，行くにつれて減肉速度が低下した．流速増加にとも

表３に流速増加による FAC 減肉速度の増加率を示

ない FAC 減肉速度は増加したが，線形的な相関関す．ここで，50℃における増加率は 1.0 以下となり，係とはならなかった．エルボ上流の直管部の減肉速

流速増加にともない FAC 減肉速度が低下したかの度を基準とすると，エルボにおける減肉速度の比はような，不合理な結果となった．そこで，FAC 減

約 1.7 から 2.9 となった．

肉速度の変化は無視できるほど小さかったとして温度を 100℃に低下させると，エルボ腹側の減肉

50℃での増加率は全て 1.0 として取り扱うことにし速度が他の周方向位置の値に比べ大きくなった．温た．いずれにせよ，50℃における流速の影響は小さ

度をさらに 50℃に低下させると，FAC 減肉速度は

く，100℃および 150℃で比較的大きくなった．同低下したが，エルボ腹側で 0.09 mm/y と無視でき（16）

でも 130 〜 150℃において流速るほど小さい値ではなかった．同程度の流速で測定の影響が大きくなったと報告されている．エルボに結果を比較すると，100℃での減肉速度が 150℃や

おける FAC 減肉速度の増加率はエルボ上流や下流

50℃での減肉速度に比べて高くなった．流速と温度に比べて大きくなった．このことから，流速と温度の複合影響について，50℃においては流速影響が無の複合影響は場所によって異なり，エルボにおいて視できるほど小さく，100℃および 150℃では顕著

特に強くなることが示された．

となった．
また，
流速と温度の複合影響は場所によっ様に，既往研究

一般に，FAC は腐食（鉄母材の酸化と酸化被膜て異なり，エルボにおいて特に強くなった．流速と（3）の溶解）と物質移動の２つのプロセスで進行する ．

温度の複合影響は腐食過程と物質移動によって説明

温度は酸化や溶解に影響し，流れ場（流速や乱れ）可能である．50℃の時は鉄の溶解度が小さいため，は物質移動に影響する．すなわち，鉄イオンの溶解

流れ場の変化（流速，配管形状）が減肉速度にそれ

度は温度上昇とともに増加し，物質移動は流速増加

ほど影響を与えなかった．

にともなって促進される．また，エルボのような配管形状は乱流混合を引き起こして流れ場に影響を与

5. 参考文献え，物質移動を促進させる．しかし，50℃における実験結果では，鉄の溶解度が減少したためか，流れ（1） Utanohara, Y. and Murase, M., Influence場（流速，配管形状）の変化はそれほど減肉速度に

of flow velocity and temperature on flow

影響していない．このことから，低温での FAC で

accelerated corrosion rate at an elbow pipe,

は鉄の溶解過程が律速となっているため，流れ場のNuclear Engineering and Design, Vol.342

影響に対して感度が低くなっている可能性がある．

（2019）, pp. 20‑28.
（2） 日本機械学会，発電用設備規格

4. 結論

配管減肉管

理に関する規格（2005 年版）（増訂版）（2006）．
（3） R. B. Dooley and V. K. Chexal, “Flow-

本研究では，エルボにおける FAC 減肉速度を異Accelerated Corrosion of Pressure Vessels

なる流速と温度条件下で計測し，熱流動場が FAC

in Fossil Plants,” International Journal of

減肉速度に与える影響を調べた．

Pressure Vessels and Piping, 77（2-3）,

150℃のループ水においては，FAC 減肉速度はエ

pp.85‑90（2000）．

ルボ腹側の値が他の周方向位置の値に比べ小さく（4） G. J. Bignold, K. Garbett, R. Garnsey and I.

なった．エルボにおける FAC 減肉速度はエルボ上

S. Woolsey: “Erosion-Corrosion in Nuclear

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑2

88

Steam Generators”, Water Chemistry ofand Energy Systems, 6（1）, pp. 18‑33（2012）．

Nuclear Reactor Systems 2, British Nuclear（12） Y. Utanohara, Y. Nagaya, A. Nakamura, M.

Engineering Society, pp. 5‑18（1981）．

Murase, K. Kamahori, “Correlation between（5） H. G. Heitmann and P. Schub: “Initial

Flow Accelerated Corrosion and Wall Shear

Experience Gained with a High pH Value

Stress Downstream from an Oriﬁce”, JSMEin the Secondary System of PWRs”, Water

Journal of Power and Energy Systems, 7（3）,Chemistry of Nuclear Reactor Systems 3,

pp. 138‑147（2013）．

Vol. 1, British Nuclear Engineering Society,pp. 243‑252（1983）．

（13） K. Kamahori, Y. Utanohara, A. Nakamura, M.
Murase and Y. Nagaya, “Flow Accelerated（6） K. Yoneda, T. Ohira, K. Tanji, S. Akiba, K.

Corrosion Downstream from an Orifice

Niiyama, R. Morita and F. Inada: “Evaluation（1. Measurement of Corrosion Rate）”,

of Hydraulic Factors Affecting Flow

Proceedings of the Conference on Flow

Accelerated Corrosion and Its Verification

Accelerated Corrosion（FAC2013）,

with Power Plant Data”, Proceedings of theAvignon, France, May 21-24, Paper No.1234

ASME 2009 Pressure Vessels and Piping（2013）．

Division Conference（PVP2009）, Prague,（14） Y. Utanohara, K. Kamahori, A. Nakamura

Czech Republic, July 26-30, Paper No.

and M. Murase, “Measurement of Flow

PVP2009-77486（2009）．

Accelerated Corrosion Rate at an Elbow（7） M. El-Gammal, H. Mazhar, J. S. Cotton, C.

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Shefski, J. Pietralik and C. Y. Ching: “TheOriﬁce”, E-Journal of Advanced Maintenance,

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Flow on Flow Accelerated Corrosion in a（15） 恒吉達矢 , 伊藤高啓 , 歌野原陽一 , 辻義之 , 形

90-degree Elbow”, Nuclear Engineering and状係数測定における壁面伝達境界条件が及ぼ

Design, 240, pp.1589‑1598（2010）．

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Ito and T. Takano: “The Mechanism ofRenardieres）, Paper No. 12（1982）．

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Oriﬁce by Combined Eﬀect of Swirling Flow

Inada, “Development of Flow-accelerated

and Oriﬁce Bias”, Nuclear Engineering andCorrosion Prediction Method（1）Design, 252, pp. 19‑26（2012）．

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（10） 恒吉達矢 , 神谷一彰 , 伊藤高啓 , 辻義之 , オリ

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フィス下流における物質移行係数の直接測定

Mechanical Engineering Journal, 3（1）,および LES による乱流スカラー輸送の解析 ,Paper No.15-00232（2016）．

日 本 機 械 学 会 論 文 集 , 81（828）, Paper No.
15-00162,（2015）．
（11） Y. Utanohara, Y. Nagaya, A. Nakamura, M.
Murase, “Influence of Local Flow Field on
Flow Accelerated Corrosion Downstream
from an Orifice”, JSME Journal of Power（18） 日本機械学会，配管減肉管理法の改良・実用化に向けた調査研究分科会
P-SCCII-4，（2014）．

成果報告書，

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑3

中性子照射ステンレス鋼の硬化機構
Hardening factors of Neutron-Irradiated Austenitic Stainless Steels
藤井克彦（Katsuhiko Fujii）＊1

福谷耕司（Koji Fukuya）＊1

要約
軽水炉の炉内構造物に発生が懸念される照射誘起応力腐食割れのメカニズム解明には，
中性子照射によるステンレス鋼のミクロ組織とミクロ組成の変化を把握することが重要である．
本研究では，日本原子力研究開発機構の新型転換炉原型炉ふげんの管理区域内に設置されたアト
ムプローブを用いて，これまで IASCC 研究に用いてきた国内の PWR で照射されたフラックスシ
ンブルチューブ材（冷間加工 316 ステンレス鋼，最大照射量 74dpa）を分析して溶質原子クラスタの形成に対する照射影響を調べ，TEM 観察による損傷組織と溶質原子クラスタとの関係とその硬化への寄与を検討した．照射量 3dpa から Ni-Si クラスタが高密度に結晶粒内に観察され，クラスタは直径が 6 〜 10nm 程度の比較的大きなものと，直径が 3 〜 4nm の小さなものからなっていた．クラスタの大きさと数密度，平均組成は照射量 11dpa 以上で変化は小さく，11dpa 以上でクラスタの形成が飽和傾向にあることが確認されたが，35dpa 以上の高照射量でのみ Mn が集積した大きな Ni-Si-Mn クラスタが存在した．Ni-Si-Mn クラスタは G 相析出物に類似の組成であった．
これまでに報告済みの TEM 観察による損傷組織と比較し，溶質原子クラスタと欠陥クラスタの関係とその硬化への寄与を検討した結果，大小の Ni-Si クラスタはキャビティやブラックドット等への偏析であるとともに，大きな Ni-Si-Mn クラスタは TEM で観察される析出物もしくはその前駆体であると考えられた．この仮定のもとでは，Ni-Si-Mn クラスタの硬化係数はブラックドット
やキャビティと同じ程度であり，フランクループと同程度の硬化への寄与となる場合がある．
キーワード

照射誘起応力腐食割れ，炉内構造物，ステンレス鋼，アトムプローブ，溶質原子クラスタ，G 相析出物，照射硬化

Abstract
Characterization of the microstructure and microchemistry of stainless steels
irradiated by neutrons is important to understand mechanisms of radiation induced stresscorrosion cracking in core internal materials of light water reactors. In this study, microchemical
observations of 316 stainless steels irradiated to 74 dpa in a pressurized water reactor werecarried out using the atom probe tomography（APT）established at the radiation control area in
the Fugen Decommissioning Engineering Center of Japan Atomic Energy Agency. The soluteclusters observed by APT were compared to the defect clusters observed by transmission
electron microscope（TEM）in the same materials, then hardening by the formation of soluteand defect clusters was estimated by the simple Orowan's hardening mechanism. APT analysis
conﬁrmed that the clusters mainly enriched in Ni and Si were formed: small clusters withdiameters from 3 to 4 nm and large cluster with diameters from 6 to 10 nm inside the grains of
all specimens. The size, number density and average composition of Ni-Si clusters were similar
above 11 dpa, suggesting that the cluster evolution tended to saturate above 11 dpa while Ni-SiMn clusters were formed above 35 dpa. The composition of the center part in Ni-Si-Mn clusters
was similar to that of G phase（M6Ni16Si7）.The comparison between the solute clusters observedby APT and the defect clusters observed by TEM indicated that the small and large Ni-Si
clusters were Ni and Si segregation to defect clusters such as cavities and black dots and theNi-Si-Mn clusters were precipitates observed by TEM and its precursor. The increase in yieldstrength due to radiation-induced defects was estimated. It was suggested that the estimatedhardening eﬃciency of Ni-Si-Mn clusters is the similar to those of cavities and black dots and theNi-Si-Mn clusters has contribution to radiation hardening of stainless steels as much as that ofFrank loops, cavities and black dots.
Keywords

irradiation assisted stress corrosion cracking, core internals, stainless steel, atom probe
tomography, solute atom cluster, G-phase precipitate, radiation hardening＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

89

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑390

1. はじめにた．また，これまでに報告済みの TEM 観察による損傷組織（14）〜（16）と比較検討するとともに，溶質原軽水型発電プラントの炉内構造物材料として使用されるオーステナイトステンレス鋼は，中性子子クラスタと欠陥クラスタの関係とその硬化への寄与を検討した．

照射によりミクロ組織やミクロ組成が変化し，照射 誘 起 応 力 腐 食 割 れ（irradiation assisted stress

2. 実験方法

corrosion cracking, IASCC）の発生や靱性の低下を引き起こす場合がある．これまで，主として透過

2.1 供試材型電子顕微鏡（transmission electron microscopy,
TEM）による照射ステンレス鋼の観察や分析が行

供試材は中性子照射量の異なるフラックスシンブ

われ，転位ループやブラックドット，キャビティ等

ルチューブ材である．材料は冷間加工 316 ステンレの欠陥クラスタやγ ' 析出物等の析出物が形成するス鋼であり，化学組成（wt.%）は Fe-0.04C-0.62Si-

こと，これらの大きさや数密度は照射温度や損傷速

1.63Mn-0.022P-0.006S-12.6Ni-16.94Cr-2.22Mo である．

度等の照射条件により影響を受けることが知られて照射条件は表１にまとめて示したとおりであり，いる．また，照射誘起偏析による結晶粒界でのニッ

照射量は 3，11，35，53，74dpa の５条件である．なお，

ケル（Ni）の濃化やクロム（Cr）の欠乏等に関し

照射量 3，11，74dpa のデータについては既に報告ても多くの測定がなされ，ステンレス鋼の照射変化,．
済みである（13）（17）に関するデータベースが構築されている（1）〜（3）．
近年，原子レベルの空間分解能を有する質量分

2.2 分

析

析 法 で あ る ３ 次 元 ア ト ム プ ロ ー ブ（atom probe
tomography, APT）分析が中性子やイオンで照射

APT 測定には，日本原子力研究開発機構の新されたオーステナイトステンレス鋼に対して試みら型転換炉原型炉ふげんの管理区域内に設置されれ，その結果，溶質原子クラスタの形成や照射誘起

た 高 経 年 分 析 室 に 導 入 さ れ た CAMECA 社 製 の

（4）
〜
（13）

．ただし，多LEAP3000XHR を用いた．測定はレーザーパルス

くで報告される Ni-Si クラスタ等の溶質原子クラス

モードで行い，試料温度は ‑238℃，レーザー出力

タは TEM では観察が難しく，TEM で観察されるは 0.2 0.3nJ，パルス周波数は 200-250kHz とした．

欠陥クラスタとの関係や硬化への寄与度は不明であ

測 定 用 の 針 状 の 試 料 は， 集 束 イ オ ン ビ ー ムり，より詳細な分析が求められている．さらに，照（focused ion beam, FIB）加工装置（HITACHI 製

射ステンレス鋼の APT 測定データの数はまだ少な

NB5000） を 用 い て 作 製 し た．FIB の マ イ ク ロ サ

く，材料と照射条件も限られており，同じ材料で中ンプリング機構を用いて微小サンプル（2 × 2 ×

性子照射量の異なるいわゆる照射量依存性を直接検10µm）を切り出した後，タングステンニードルの討できるデータはない．

先端に固定し，リング状にビームを走査して試験片偏析に関して報告されつつある

そこで，これまで IASCC 研究に用いてきた国内を削り円錐状に加工した．なお，加工の進行に伴いの PWR で照射されたフラックスシンブルチューブ

リングの大きさとイオンビームの強度と加速電圧を材（冷間加工 316 ステンレス鋼）を APT で分析し小さくすることで，加工ビームの影響を極力排除して溶質原子クラスタの形成に対する照射影響を調べ

つつ先端径 0.1m の針状に加工した．

表１

PWR で照射された冷間加工 316 ステンレス鋼試料の照射条件

Dose / dpa

Neutron ﬂuence /n/m2（E>0.1MeV）

Dose rate / dpa/s

Temperature / ℃

３5.0 × 1025

8.3 × 10‑9

324

11

1.7 × 1026

2.8 × 10‑8323

5.3 × 1026

1.3 × 10

‑7

313

53

8.1 × 1026

1.4 × 10

‑7

304

74

1.1 × 1027

1.5 × 10‑7

305

35

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑391

APT 測定で収集したデータは，質量／電荷比ごとに元素の種類を決定した．なお，APT では元素を決定する際に，イオンの質量／電荷比を用いる．
多くの元素において，質量／電荷比は元素固有の値となるが，いくつかの元素では，異なる元素が同じ
質量／電荷比を持つ．鉄鋼に含まれる元素の場合，質量数 58 の Fe と Ni が同じ質量／電荷比を持つことになり，データからは個々の原子がどちらの元素であるかを決定することは不可能である．バルクの平均組成を調べる場合には，同じ質量／電荷比を持つ元素の濃度を同位体の存在比を基に配分することで値を求めることができるが，個々の元素の局所的な濃度変化を評価する場合にはこの方法は妥当でない．そこで本研究では質量数 58 の元素として仮に取り扱った．
また，APT 測定データから原子マップを作成するデータの再構築については，Evaporation ﬁeld =30.0V/nm，Image compression factor = 1.65 を 使用して，原子マップの Z 方向の最適化を図った．

3. 結

果

3.1 アトムプローブ測定
図１には，測定された原子マップの例を示した．
母相には，Ni と Si がともに集積した箇所が観察され，照射量 3dpa から Ni-Si クラスタが形成していることが分かる．また，測定したすべての試料に同

図１ PWR で照射された冷間加工 316 ステンレス鋼試
料の原子マップ

様なクラスタが観察され，Ni-Si クラスタが高密度に結晶粒内に形成していることが分かった．なお，が，今回の測定では Si や P に特異な密度分布は観察

クラスタは直径が 6 〜 10nm 程度の比較的大きなもされず，母相の組織が適切に測定されていると考えのと，直径が 3 〜 4nm の小さなものからなっていられる．また，FIB 加工に使用した Ga もほとんどた．また，照射量が 35dpa より低い試料で，大きな検出されず，母相の組織が適切に測定されていると

Ni-Si クラスタの一部に P と C の集積も認められた．

考えられる．

一方，照射量が 35dpa 以上の試料で，大きな Ni-Si
クラスタの一部に Mn と P の集積が認められ，高照3.2 クラスタ解析

射量では Ni-Si クラスタとは性状の異なる溶質原子
クラスタが形成していることが示唆された．今回観測定された原子マップに対して，マキシマム・セ

察された溶質原子クラスタは，これまでに照射ステ

パレーション法に基づいた再帰的検索手法を用いてンレス鋼で形成が報告されている溶質原子クラスタ

クラスタ解析（18）を行った．本手法は，原子炉圧力

（4）
~
（6）
（8）
, （9）
,

と類似のものであった．また，溶質原子

クラスタの大きさは 2nm から 12nm であった．

容器鋼に中性子照射により形成する直径数 nm の溶質原子クラスタの抽出に用いられる方法である．溶レーザーパルスモードによるアトムプローブ測定

質原子クラスタの解析条件は，前報（13）と同じであでは，入射レーザーの熱影響により Si や P 等の軽元

る．Si をクラスタのコア元素と定義し，コア原子素が試料表面を拡散し密度分布を生じる場合があるの抽出に用いるしきい距離は 0.7nm とし，コア原子INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑3

92

が 20 個以上のものだけをクラスタとして取り扱っら 11dpa に増加するのに伴い増加したが，照射量がた．また，周辺原子の抽出に用いるしきい距離には

11dpa ではほとんど同じあった．Ni-Si クラスタは0.5nm を用いて周辺原子を含めたクラスタを抽出し11dpa までは形成が進行するが，11dpa 以上では飽た．最後に，周辺原子のうち 0.5nm 以内に Si もしく

和傾向にあることが確認された．この結果は，小さは Ni が３個未満しかないものを取り除いた．

なクラスタは中性子照射により蓄積する照射欠陥と溶質原子クラスタとして抽出された原子を解析す関係があること，大きなクラスタは照射初期（照射ることで，クラスタの大きさ，クラスタ内の元素のにより形成した損傷組織が互いに影響を及ぼしあう

分布，クラスタの数密度を求めた．なお，溶質原子クラスタの大きさとしてはギニエ半径 rg をクラスタ分布状態にまで到達する時間）に形成したものが照半径とした．

あることを示唆する．

射欠陥等との反応で再固溶して消失するプロセスが溶質原子クラスタの大きさは，直径 2 〜 3nm と図４に溶質原子クラスタの平均組成を直径が5nm

6 〜 10nm にピークを持つ明確なバイモーダルなサ

未 満 の も の（Small） と 5nm 以 上 の も の（Large）

イズ分布で，直径 5nm を境にして，小さい Ni-Si クに分けて照射量による比較を示した．小さいクラス

ラスタ（直径が 2 〜 4nm）と大きい Ni-Si クラスタ

タ，大きいクラスタともに照射量による平均組成の（直径 > 5nm）に大別された．抽出された溶質原子違いは小さく，ほぼ同じ組成のクラスタが生成してクラスタは直径 5nm 以下が多く，これ以上の大きいることが分かった．ただし，大きいクラスタの方

さのものは少ない．そこで，以下では溶質原子クラが小さいクラスタに比べて Ni と Si，Mn の濃度が高

スタを大きさで２つのグループに分けて議論する．

い傾向があった．バルクの平均組成と比較すると，

図２と図３には，溶質原子クラスタの平均直径と大きいクラスタでは Ni および Si がバルクの約３倍

数密度の比較を示した．小さいクラスタの平均直径と約８倍に集積していることが分かった．図５には照射量が 3dpa から 74dpa でほとんど同じであっは，溶質原子クラスタへの集積が認められた Ni とたが，大きいクラスタの平均直径は照射量の増加

Mn について，Si との数の関係を示した．Ni の数は，に伴いわずかに増加する傾向を示した．数密度にSi の数が増加するのに伴い照射量によらず一定の割ついては，全クラスタについて比較するとともに，合（Ni/Si = 2）で増加する傾向があった．Mn の数

直 径 が 5nm 未 満 の も の（Small） と 5nm 以 上 の もについても，Si の数が増加するのに伴い増加する傾の（Large）に分けて示した．大きいクラスタの数向があった．ただし，データ点はクラスタの直径が密度は照射量が 3dpa から 11dpa に増加するのに伴5nm 以上に対応する Si 数が 1000 以上の大きな Ni-Si

い減少したが，小さいクラスタの数密度は逆に増加

クラスタについては２つの分布に分かれており，そした．なお，照射量が 11dpa 以上では数密度の変化

れぞれの分布に対して最小二乗法で Mn/Si を求めは小さい．全クラスタの数密度は照射量が 3dpa かると 0.06 と 0.37 であった．Mn/Si = 0.37 のグループ

図２

溶質原子クラスタの平均直径の比較

図３

溶質原子クラスタの数密度の比較

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑3

（1）

93

（2）

図４

溶質原子クラスタの平均組成の比較

（1）

（2）

図５

溶質原子クラスタ中の Ni/Si と Mn/Si の関係

は照射量が 35dpa 以上の試料で観察された溶質原子とから Ni:Si:Mn = 2:1:1 の組成が考えられる．TEM

クラスタのみであった．大きな溶質原子クラスタがで観察される析出物はγ ' 析出物（Ni3Si）とされる

２つのタイプ，Ni-Si クラスタと Ni-Si-Mn クラスタ

が，APT で観察された溶質原子クラスタは熱力学に分けられることが示唆された．

的安定相の一つである G 相（M6Ni16Si7）に近い組成

図６には，53dpa 照射材で観察された大きいクラを示した．Ni-Si-Mn クラスタは G 相もしくはその前

スタの内部の組成変化の例を示す．図６（1）は Mn

駆体であると考えられ，高照射では G 相が形成するを含む Ni-Si-Mn クラスタの例であり，図６（2）はことが示唆される．軽水炉の温度条件での照射ではMn を含まない Ni-Si クラスタの例である．直径はとTEM 観察で G 相の観察が報告されない理由として

もに約 10nm であり，類似の大きさのものである．

は，析出物の数密度とサイズが小さいため電子線回中心部でともに Ni と Si 濃度が高く，Fe と Cr 濃度

折像に明確な回折斑点を観察することができないたは低い．

め，γ ' 析出物（Ni3Si）を想定した暗視野観察によNi-Si-Mn クラスタについては，中心部のもっとり観察されるイメージをγ ' 析出物として評価しても Mn 濃度の高いところでは 25at% であり，Si 濃度

きたことによると考えられる．G 相はγ ' 析出物とと同程度であり，Ni 濃度の 50at% のおよそ 1/2 で近い結晶構造であり，明確に回折斑点が生じない条あった．また，Fe はほとんど含まれない．このこ

件での暗視野観察による両者の識別は非常に困難で

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑3

94

（1）

（2）

図６

53dpa 試料における溶質原子クラスタの中心からの組成変化（1）Ni-Si-Mn クラスタ，（2）Ni-Si クラスタ

ある．

4. 考察

Ni-Si-Mn クラスタの生成機構については，転位
組織変化がほぼ完了する高照射量で生成することか

4.1 TEM 観察組織との比較

ら，転位組織の変化に影響されないものが考えられる．Mn は粒界のようなシンクで減少するような元本研究に用いた照射材（シンブルチューブ材）は，素であり，Ni-Si-Mn クラスタは単純なシンクへのTEM 観察による内部欠陥の同定と定量化がなされ偏析で生じるものではないと考えられ，照射誘起偏ており，転位成分としてフランクループとブラック

析以外の機構で照射の進行とともに現れるクラスタ

ドット，キャビティとして He バブル，析出物としと考えられる．そのメカニズムは熱力学的安定相のてγ ' 相（Ni と Si の化合物 Ni3Si）が報告されている照射による変化などが考えられるが，現状では不明

（14）〜
（16）

であり，照射量の異なるデータをさらに得ることにの評価結果と TEM 観察による欠陥クラスタの評価

よりクラスタの発達の知見をさらに蓄積する必要が結果をまとめて示した．

ある．

．表２に APT 観察による溶質原子クラスタ

溶質原子クラスタが主として Ni と Si からなるの

一方，Ni-Si クラスタについては，中心部は Ni とで， γ ' 相（Ni3Si） や G 相（M6Ni16Si7） と の 関 係

Si の み で Fe は 含 ま れ ず， 中 心 に 向 か い Si 濃 度 がが示唆される．溶質原子クラスタの Ni と Si の比率高くなり，中心では Ni と Si の比はほぼ１となっては約２であり，γ ' 析出物の３よりは小さい値であいる．クラスタは Si と Ni の集積が核となって生成る．また，TEM 観察によりγ ' 析出物の回折斑点位していることを示唆する．クラスタ中心部での Ni

置で撮影された暗視野像から測定された析出物は，と Si の 比 率 は， γ ' 析 出 物（Ni3Si） に 比 べ て Si の

3 dpa では観察されず，11 dpa 以上で観察されてい割合が非常に大きい．また，数密度を比較すると，る．ただし，数密度は溶質原子クラスタの数密度のの約100倍である．
Ni-Si クラスタはγ ' 析出物（Ni3Si）

1/100 以下であり大きな違いがある．

このことは，Ni-Si クラスタはγ ' 析出物（Ni3Si）のシンブルチューブ材では硬さデータが得られて前駆体および点欠陥クラスタへの Ni と Si の偏析で

お り，3dpa で は 337，11dpa で は 375，74dpa で はあると考えられる．

373 であり，3dpa から 11dpa では硬化が進行する
が，11dpa 以上ではすでに飽和レベルに達している．この飽和傾向は転位ループの数密度が飽和することが原因と考えられている．Ni-Si クラスタの数密度の変化は硬さの変化と傾向が同じであるので，硬化に対して何らかの寄与をもつと考えられる

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑395

表２ PWR で照射された冷間加工 316 ステンレス鋼試料に観察された溶質原子クラスタと損傷組織および照射硬化の測定結果のまとめ
d / nmDose /
dpa

３
11
35
53
74

APT

TEM［13］N/× 1023/m3

Small
Ni-Si
cluster

Large
Ni-Si
cluster

Large
Ni-Si-Mncluster

Frank
loop

Black dot

Cavityγ'
precipitate

d

3.3

6.6

-

10.7

4.3

0.9

-

N

2.6

3.3

-

0.25

0.25

3.6

-

d

3.4

7.3

-

12.4

4.2

0.9

3.7

N

5.8

1.9

-

0.23

0.21

5.0

0.037

d

3.4

7.3

8.4

12.5

4.8

1.0

4.0

N

4.9

0.68

0.83

0.21

0.25

4.2

0.040

d

3.3

6.9

9.4

11.5

4.3

1.1

4.4

N

5.3

0.80

0.90

0.14

0.57

5.8

0.044

d

3.4

7.7

8.3

12.1

4.9

1.1

4.0

N

6.8

0.71

0.19

0.20

0.46

4.0

0.040

Δσ /
MPa
［13］
382
540
533
544
533

が，転位ループの寄与との相対関係などは不明であ450MPa まで低下し，それ以上の照射量ではほとんる．ただし，転位ループはシンクとして作用するたど低下しない（20）．このような IASCC 特性を理解す

め溶質元素の偏析が起こり “pure” な転位ループはるために，照射ステンレス鋼のミクロ組織変化の把おそらく存在しないと考えられる．これは Ni や Si

握が進められてきた．ただし，APT で観察されるで “decorate” された転位ループがほとんどであるこ

溶質原子クラスタが IASCC 特性や機械的性質などとを示唆する．APT 観察でもリング状の Ni や Si のの巨視的な性質へどの程度影響しているかはまだよ

分布が多く認められている．また，キャビティへのく分かっていない．

内面への Ni や Si の偏析を示唆する結果も APT 観察

照射硬化に対する溶質原子クラスタ形成の影響を（19）．これまでの照射欠陥の調べるために，表２に示した溶質原子クラスタと欠硬化因子の検討では，“decorate” された転位ループ

陥クラスタのデータを用いて硬化量を算出して測定のような複合効果を加味すべき欠陥は議論されておらず，転位ループや溶質原子クラスタの硬化因子を値と比較した．照射により形成する溶質原子クラス
タと欠陥クラスタで増加する耐力 ǻım は，次式で算総合的に再評価する必要がある．ただし，APT で出した．

により認められている

観察される溶質原子クラスタと TEM で観察される損傷組織との対応が必ずしも明確ではないため，同

1/2
ǻım=
（Ȉ ǻı2k ）じ硬化因子を見ている可能性もある．溶質原子ク
ラスタと欠陥クラスタの対応を明らかにするには，

1/2
ǻık=Įk Mȝb（Nk dk）

TEM 観察した試料のアトムプローブ分析などの高度な実験によるデータで確認することが望まれる．

ǻık は硬化因子 k により増加する耐力であり，Įk
と Nk，dk は硬化因子 k のそれぞれ硬化係数と数密度，4.2 溶質原子クラスタの照射硬化への寄与直径であり，M は Taylor factor（3.06），ȝ はせん断b はバーガスベクトル（0.255nm）
係数（76,000MPa），
である．

軽水炉で照射されたステンレス鋼の低歪速度引

本研究では，小さな Ni-Si クラスタと大きな Ni-Si

張試験や定荷重試験から IASCC 発生の特徴が調べ

クラスタ，大きな Ni-Si-Mn クラスタの３種類の溶られ，照射量が１〜 5dpa で IASCC 感受性が現れる

質原子クラスタが観察されている．なお，大きな溶ことが明らかにされている．また，IASCC が発生

質原子クラスタに占める大きなNi-Si-Mn クラスタのするしきい応力線図が照射量に対して求められてお割合は，35dpa 照射材，53dpa 照射材および 74dpa

り，約 10dpa では約 900MPa であり，30dpa では約

照 射 材 で そ れ ぞ れ 55%，53% お よ び 21% で あ る．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑3

96

小さなクラスタやバブル，ループに対しては，硬化係数 0.2 がこれまでよく用いられてきた（21）．硬化
係数 0.2 を３種類の溶質原子クラスタに適用してクラスタ形成による耐力の増加を算出すると，657
20MPa となる．表２に示した硬さの測定データから算出された耐力の増加量に比べて，溶質原子クラスタのみで見積もられた硬化量は大きすぎる．さらに，フランクループ等の硬化への寄与を考慮すると，ミクロ組織変化から見積もられる硬化量は測定結果を大きく上回ることになる．硬化の見積もりを測定結果に合わせるためには，より小さな硬化係数
を溶質原子クラスタに想定するか，APT で観察される溶質原子クラスタと TEM で観察される損傷組織との対応を考慮して硬化因子の重複を除く必要がある．

図７

ミクロ組織から見積もった硬さの増加と測定結果との比較

サイズと数密度の関係から，APT で観察される
溶質原子クラスタと TEM で観察される損傷組織と硬化の主要因はフランクループである．ただし，今の対応について，次のように仮定して硬化量を見積回仮定した APT で観察される溶質原子クラスタともった．

TEM で観察される損傷組織との関係によれば，溶（1）小さな Ni-Si クラスタはキャビティやブラッ

質原子クラスタの一部はフランクループ等の欠陥ククドット等への偏析であり，それ自身は硬化ラスタに近い硬化因子として寄与すると考えられ因子として考慮しない．キャビティやブラッる．しかし，APT で観察される溶質原子クラスタ

クドット等としてカウントする．

と TEM で観察される損傷組織との対応が必ずしも（2）大きな Ni-Si クラスタもブラックドット等への偏析であり，それ自身は硬化因子として考明確ではないため，高分解 STEM 観察等による更なる研究が必要である．

慮しない．ブラックドット等としてカウント

5. まとめする．
（3）TEM で観察されるγ ' 析出物等の析出物はNi-Si-Mn ク ラ ス タ の 一 部 で あ り，Ni-Si-Mn

APT 観 察 に よ り PWR で 最 大 74dpa 照 射 さ れ た

クラスタの硬化への寄与として扱う．

316 ステンレス鋼の溶質原子クラスタの形成を調べ（4）硬化係数は Ni-Si-Mn クラスタを 0.2，フラン

た．照射量 3dpa から Ni-Si クラスタが高密度に結クループを 0.4，ブラックドットを 0.2，キャ

晶粒内に観察された．クラスタは直径が 6 〜 10nm

ビティを 0.2 とする．

程度の比較的大きなものと，直径が 3 〜 4nm の小

図７に，ミクロ組織変化から見積もった硬化量

さなものからなっていた．クラスタの大きさと数の増加と測定結果との関係を示した．図７には本

密度，平均組成は照射量 11dpa 以上で変化は小さ研究と同じ条件の TEM 観察と APT 分析で取得さく，11dpa 以上でクラスタの形成が飽和傾向にある

れたフランスの PWR 炉内構造物（Chooz A バッフ

ことが確認されたが，35dpa 以上の高照射量でのみ

ル；SA304 ステンレス鋼，照射温度 328℃，照射量

Mn が集積した大きな Ni-Si-Mn クラスタが存在し（22）

38dpa）のデータも合わせて示した．ミクロ組

織変化から見積もった硬化量の増加と測定結果はた．Ni-Si-Mn クラスタは G 相析出物に類似の組成であった．

よい相関を示した．また，照射量 35 dpa 以上のフ

これまでに報告済みの TEM 観察による損傷組織

ラックスシンブルチューブ材における Ni-Si-Mn クと比較し，溶質原子クラスタと欠陥クラスタの関係

ラスタ，フランクループ，ブラックドットおよびとその硬化への寄与を検討した結果，大小の Ni-Si

キャビティの硬化量はそれぞれ 148‑346MPa，301‑

クラスタはキャビティやブラックドット等への偏析384MPa，130‑186MPa および 243‑300MPa であり，

であるとともに，大きな Ni-Si-Mn クラスタは TEM

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑397で観察される析出物もしくはその前駆体であると考Kitsunai, J. Nucl. Sci. Tech., 43, 159（2006）．

えられた．この仮定のもとでは，Ni-Si-Mn クラスタ

（16） H. Nishioka, K. Fukuya, K. Fujii and Y.

の硬化係数はブラックドットやキャビティと同じ程Kitsunai, J. Nucl. Sci. Tech., 45, 274（2008）．

度であり，フランクループと同程度の硬化への寄与（17） 藤 井 克 彦 , 福 谷 耕 司 , INSS Journal, vol.23,となる場合がある．

2016, p.70.
（18） J.M. Hyde, C.A. English, Proc. Mater. Res.

文

献

Soc. Symp. 650, R6.6.1（2001）．
（19） K. Fujii, K. Fukuya, “Microstructural（1） G.S. Was, P.L. Andresen, Corrosion, 63, 19（2007）．

characteristics of baffle former bolt
irradiated 17 dpa by using atom probe（2） T.R Allen, J.T Busby, JOM, 61, 29（2009）.

tomography,” Nuclear Materials Conference,（3） K. Fukuya, J. Nucl. Sci. Tech., 50, 213（2013）．

Seatle, October 14-18,（2018）．

（4） A. Etienne, B. Radiguet, P. Pareige, J.-P.

（20） たとえば，福谷耕司 , 西岡弘雅 , 藤井克彦 ,Massoud, C. Poker, J. Nucl. Mater., 382, 64“ ス テ ン レ ス 鋼 の 軽 水 炉 照 射 挙 動 ,” INSS

（2008）．

MONOGRAPHS No.4 2009.

（5） P. Pareige, A. Etienne, B. Radiguet, J. Nucl.
Mater., 389, 259（2009）．

O.K. Chopra, A.S. Rao, J. Nucl. Mater. 409,235（2011）．

（6） A. Etienne, B. Radiguet, N.J. Cunningham,（21） G.E. Lucas, J. Nucl. Mater., 205, 287（1993）．

G.R. Odette, P. Pareige, J. Nucl. Mater., 406,

（22） K. Fukuya, K. Fujii, F. Sefta, B. Allouch,

244（2010）．
（7） Z. Jiao, G.S. Was, Acta Mater., 59, 1220
（2011）．
（8） T. Toyama, Y. Nozawa, W. Van Renterghem,
Y. Matsukawa, M. Hatakeyama, Y. Nagai, A.
AlMazouzi, S. Van Dyck, J. Nucl. Mater., 418,
62（2011）．
（9） T. Toyama, N. Nozawa, W. Van Renterghem,
Y. Matsukawa, M. Hatakeyama, Y. Nagai,
A. Al Mazouzi, S. Van Dyke, J. Nucl. Mater.,
425, 71（2012）．
（10） P. Chou, N. Soneda, K. Nishida, K. Dohi,
E.A. Marquis, Y. Chen, Proc. Fontevraud 8- Contribution of Materials Investigations
and Operating Experience to LWRs' Safety,
Performance and Reliability, Avignon,（2014）．
（11） Z. Jiao, G.S. Was, J. Nucl. Mater., 449, 200（2014）．
（12） Y. Chen, P.H. Chou, E.A. Marguis, J. Nucl.
Mater., 451, 130（2014）．
（13） K. Fujii, K. Fukuya, J. Nucl. Mater., 469, 82（2016）．
（14） K. Fukuya, M. Nakano, K. Fujii and T.
Torimaru, J. Nucl. Sci. Tech., 41, 673（2004）．
（15） K. Fukuya, K. Fujii, H. Nishioka and Y.

C. Pokor, “Atom Probe Tomography andTransmission Electron Microscopy Analyses
for French CP0 Baffle Bolt and CHOOZ ACorner,” Proc. Fontevraud 9, 2018.

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑498

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 ‑Evaluation of Radiation-induced Microstructural Change by Nonlinear Ultrasonic Method−Microstructural Evaluation in Reactor Vessel Steels under Irradiation−
小島石田

敦子（Atsuko Kojima）＊1

仁志（Hitoshi Ishida）＊1

藤井川嶋克彦（Katsuhiko Fujii）＊1

紘一郎（Koichiro Kawashima）＊2

要約
原子炉容器の照射脆化評価に対する非線形超音波法の適用性の検討を目的に，5MeV の電子線を 290℃で照射量 0.022dpa まで照射した原子炉容器鋼（A533B 鋼：0.16wt%Cu）に対して
超音波非破壊材料評価法のうち水浸局部共振高調波法を用いた測定を実施した．電子線照射試料と非照射試料を測定した３次高調波像において，電子線照射試料で大きな振幅が得られた．３次
元アトムプローブ（APT）測定の結果，電子線照射試料には，平均直径が 2.0nm の Cu を含む溶質原子クラスタ，いわゆる Cu リッチ析出物が高密度（照射量 0.015dpa で 3.2 × 1023m‑3）に形成していた．３次高調波振幅に高エネルギー電子線照射の有無による差が認められたのは，Cu リッ
チ析出物の形成をとらえた結果と示唆される．
キーワード

非線形超音波法，３次高調波，照射脆化

Abstract
The applicability of the nonlinear ultrasonic technique for evaluating irradiation
embrittlement of reactor vessel steels was examined. The acoustic nonlinearity intensity maps ofthird local resonance harmonic imaging were measured for A533B steel of 0.16wt% Cu irradiatedat 290℃ to 0.022dpa by 5MeV electrons. The acoustic nonlinear intensity of the irradiatedspecimen was larger than that of the unirradiated one. Fine Cu-rich precipitates of 2nm diameter
were observed in the irradiated specimen by atom probe tomography（APT）. The number
density of the precipitates was 4.3×1023m‑3 at 0.015dpa. The diﬀerence in acoustic nonlinear
intensity between irradiated and unirradiated specimens indicates the sensitivity of ultrasonicnonlinearity to detection of microstructural changes such as Cu-rich precipitate formation in
irradiated reactor vessel steels.
Keywords

nonlinear ultrasonic technique, third harmonic wave, radiation embrittlement

1. はじめに的な評価手法の研究も実施されている（5）〜（11）．
原子炉容器の照射脆化を非破壊的に評価する試み

原子炉容器を構成する低合金鋼は中性子脆化など

は 1990 年代から行われ，電気抵抗法，
熱起電力法（12），の事象により経年変化が生じるが，原子炉容器の超音波法等（13）が試みられてきた．線形超音波法で健全性は原子炉容器と同一の材料から製作されたは，欠陥部からの散乱波振幅が，粒界散乱ノイズあ監視試験片をあらかじめ炉内に装備し，計画的にるいは異種材料界面の反射波振幅より十分大きい場

取り出して破壊試験を実施することで確認されて合には欠陥を検出できるが，逆の場合は検出が困難

（1）〜
（3）

．しかし，原子力発電所の運転期間が認である（14）．これに対して，非線形超音波法は，単可により 40 年から 60 年へ延長された場合には，炉一周波数の大振幅正弦波バースト波により励起され内に装備された監視試験片に不足が生じる可能性がる繰返応力が材料内の異質部・不健全部を揺り動かあり，使用済み監視試験片の再生などの研究が進めしたときに生ずる，正弦波からの波形のゆがみを高

いる

（4）

られている

．また，監視試験片の脆化の非破壊＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊ 2 超音波試材料診断研究所

調波（入射周波数の整数倍）あるいは分調波（入射INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑4（a）電子線照射試料（20）99（b）高調波測定用試料
図１

周波数の分数）として抽出し，その振幅を用いて欠試料形状,いる（18）（19）．

陥を検出・評価する方法である．材料内不健全部あ本研究では，高エネルギー電子線で照射された原

るいは部分接触面における引張側と圧縮側応力ひず

子炉容器鋼について，照射に伴うミクロ組織変化とみ応答の差が大きいほど，波形のゆがみが増大す

硬さの増加を非線形超音波法のうち水浸局部共振高る（14）．材料変化に対する高調波の感受性に着目し調波法による３次高調波の変化で検出することを試て，中性子照射された原子炉容器鋼に対する測定がみ，照射脆化評価に対する非破壊評価法としての非（15）．この中で，照Matlack らによりなされている

線形超音波法の適用性を検討した．

射量と照射温度，銅（Cu）含有量の異なる試料について２次高調波の振幅が測定され，照射量による

2. 実験方法

振幅の増大と Cu 含有量の高い材料で大きな振幅が得られている．また，照射後の回復焼鈍と再照射に2.1 供試材

よっても２次高調波の振幅が変化することが示されており，非線形超音波法により微細構造の変化を検供 試 材 に は，Cu 含 有 量 が 0.16wt% の A533B 鋼

出することが可能であると報告しているが，まだ研を用いた．化学組成（wt%）は，Fe-0.17C-1.45Mn-

究例は少ない．

0.29Si-0.011P-0.55Ni-0.11Cr-0.50Mo-0.16Cu である．照照射脆化の機構の理解については，ナノメートル

射は 5MeV 電子で行い，照射温度は 290 ± 5℃，損

（nm）・スケールの極めて微細な溶質原子クラスタ

傷 速 度 は 2 × 10‑8dpa/s， 最 大 照 射 量 は 0.022dpaの形成やマトリックス損傷と呼ばれる照射欠陥集合で あ る． 電 子 線 照 射 条 件 の 詳 細 は 前 報（20） に体の形成が照射脆化因子であり，材料組成や照射条

ま と め て 示 さ れ て い る． 図 １（a）に 示 し た 寸 法件が異なる場合の照射ミクロ組織変化を把握して，48 × 10 × 1mm の板状の試料の左側から，図１に示

それらの硬化への寄与度を明らかにすることが重要

す 17 × 10 × 1mm の測定用の試料を切り出した．局である．最近の研究から，３次元アトムプローブ部共振法では，板厚や試料表面の凹凸による影響（atom probe tomography, APT）分析により，溶を受けやすいため，測定用試料の両面を研磨紙で質原子クラスタとして Cu，マンガン（Mn），ニッ#1200 まで研磨した後に DP- 懸濁液 15ȝm で研磨し，ケル（Ni），シリコン（Si）が集積したクラスタが板厚を 0.67 ± 0.01mm とした．図１（b）に示す測定形成されること，透過型電子顕微鏡（transmission用の試料とした．

electron microscopy, TEM）観察により，マトリッ

図１（b）に示した試料の左端からの距離に対する

クス損傷として格子間原子型の転位ループが形成さ照射量の分布を図２に示す．左端から 10mm の平均

（16）〜
（19）

．また，溶

照射量は 0.008dpa である．なお，図１（b）に示した質原子クラスタの組成が材料の組成に依存するこ

試料面における短辺方向には照射量の分布はない．

と，形成したクラスタの体積率によって硬化量を比

また，試料の厚さ方向での減衰は，厚さ 1mm の場合，

較的よく整理でき，脆化の主要因は溶質原子クラ表面と裏面で約 10％と見積もられる．

れることが明らかになっている

スタの形成であると考えられることが報告されて

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑4

100（W）ニードルの先端に固定し，リング状にビームを走査して円錐状に加工した．なお，加工の進行に↷ᑕ㔞(dpa)つ᱁໬ࣅ࣮࣒ᙉᗘ,伴いリングの大きさとイオンビームの強度と加速電圧を小さくすることで，加工ビームの影響を極力排除しつつ先端径 0.1ȝm の針状に加工した．
APT 測定で収集したデータは，質量／電荷比
ごとに元素の種類を決定した．なお，３次元像のz 方向長さを最適化するために，電圧パルスモード で は Evaporation Field = 33.0V/nm と Image

ヨᩱ➃㠃࠿ࡽࡢ㊥㞳(mm)図２

高調波測定試料の照射量分布（20）2.2 硬さ測定

Compression Factor = 1.20， レ ー ザ ー パ ル ス
モ ー ド は Evaporation Field = 30.0V/nm と Image
Compression Factor = 1.65 を 用 い て 画 像 処 理 を行った．
多くの元素において，質量 / 電荷比は元素固有の硬さは，
ミツトヨ社製の微小硬さ試験機（HM-221）値となるが，いくつかの元素では，異なる元素が同を用い，ビッカース硬さ試験により測定した．試験じ質量 / 電荷比を持つ．鉄鋼に含まれる元素の場合，荷重は，0.5kg とした．電子線照射試料の照射量は質量 58 の Fe と Ni が同じ質量 / 電荷比を持つことに

図２に示したように，穴のない側の試料端面からなり，質量 / 電荷比からは個々の原子がどちらの元離れるに従い小さくなる．ビッカース硬さ計測位

素であるかを決定することは不可能である．バルク

置は，電子線照射試料において照射量が 0.015dpa，の平均組成を調べる場合には，質量 / 電荷比が持つ0.013dpa，0.011dpa，0.009dpa，0.007dpa の ５ 点 の元素の濃度を同位体の存在比を基に配分することで領域でそれぞれ５か所を測定した．なお，電子線を値を求めることができるが，個々の元素の局所的な照射する際に固定ねじを差し込んでいた穴の周辺に濃度変化を評価する場合にはこの方法は妥当では関しては，電子線が当たっていないため測定箇所にない．そこで本研究では質量 58 の元素として取りは含めなかった．電子線非照射の A533B 鋼から切扱った．

り出した非照射試料においても同様の場所を測定した．

2.3 APT 測定

2.4 水浸局部共振高調波法
水浸局部共振高調波計測装置の構成を図３に示す．板厚により算出される共振周波数の縦波を水浸APT による溶質原子クラスタの形成の測定は，集束探触子により，水中に水平に置いた一定厚さの電子線照射試料の 0.007dpa および 0.015dpa の照射

板状試料に垂直入射し，集束超音波ビーム径×板厚

領域に対して実施した．

の局部領域だけに発生させた水平板面内の共振振幅

APT 測定には，日本原子力研究開発機構の新型についての分布を局部共振高調波像として可視化し転換炉原型炉ふげんの管理区域内にある高経年化分

た．この方法は，引張塑性域や疲労き裂先端の塑性

析室の CAMECA 社製の LEAP3000XHR を用いた．

域等の可視化が可能である（21）．

測定は電圧パルスモードとレーザーパルスモードで行った．電圧パルスモードでは試料温度は ‑223℃，
パルス比は 0.2，レーザーパルスモードでは試料温度は ‑238℃，レーザー出力 0.2nJ，パルス周波数は200kHz とした．測定用の針状の試料は，HITACHI
製 の 集 束 イ オ ン ビ ー ム（focused ion beam, FIB）
加工装置（NB5000）を用いて作製した．集束イオ
ンビーム加工装置を用いて，寸法 2 × 2 × 10ȝm の角柱状に切り出した微小サンプルを，タングステン

図３

水浸局部共振高調波計測装置の構成

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑4101

水浸局部共振高調波法による局部共振高調波像の 測 定 に は， 中 心 周 波 数 30MHz， 水 中 焦 点 距 離60mm，素子径 6mm の探触子，大振幅正弦波バー
スト波の発生装置には RITEC 社製の RPR-5000 を用いた．また，基本波の 1% 程度の微弱な高調波成分を抽出するためにアナログハイパスフィルタを用い，3 〜 100MHz の範囲で複数の遮断周波数を切り替えることができる．

3. 結果
3.1 硬さ測定
測定領域ごとの硬さの測定結果を図４に示す．エラーバーは測定値の標準偏差である．電子照射試料の電子線照射領域の硬さ測定値は，非照射試料よりも大きい．測定された硬さの差はビッカース硬さ
20 ‑ 40 であり，照射量の減少に伴い小さくなる傾

HV0.5

向である．

図5

0.015dpa 照射領域の元素マップ

析は，クラスタのコアを形成する元素を定義し，クラスタのコアを抽出する．次に，クラスタを構成すヨᩱ➃㠃࠿ࡽࡢ㊥㞳(mm)る各コア原子から設定した距離内に存在するその他

図４の原子（周辺原子）を抽出する．最後に，各周辺原

硬さ分布子について，その原子から一定の距離以内に存在するコア原子の数が設定した個数に満たないものを取

3.2 APT 測定

り除く．今回の解析では，Cu，Ni，58，Si，Mn をクラスタのコア元素と定義し，コア原子の抽出に用

図５に，電子照射試料の 0.015dpa 照射領域で得いるしきい距離には 0.5nm を用い，コア原子が 20られた Cu，Ni，58，Si，Mn，P の元素マップの一個以上のものだけをクラスタとして取り扱った．ま例をそれぞれ示す．Cu が集積した箇所が観察され，た，周辺原子の抽出に用いるしきい距離には 0.5nm

Cu を含む溶質原子クラスタが形成していることがを用いて周辺原子を含めたクラスタを抽出した．最分かる．また，非常に高密度に溶質原子クラスタが後に，周辺原子のうち 0.5nm 以内に Mn，Ni，58，

形成していることが分かった．

Si，Cu が３個未満のものを取り除いた．

測定された原子マップに対して，再帰的探索アル（22）

ゴリズムに基づくクラスタ解析を行った．本解クラスタの一部として抽出された原子を解析する
ことで，クラスタの大きさと数密度を求めた．なお，

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑4102

クラスタの数密度の算出には抽出された全てのクラケールにより振幅の大きさを色調に変換し表示した

スタを用いたが，直径の算出には測定範囲の境界周ものである．中心から左側が電子線照射試料，右側辺に位置するものを除外した．これは，測定範囲のが非照射試料である．励起による共振終了後の自由境界周辺に位置するクラスタは，測定範囲内に一部振動の波形において，電子線照射試料と非照射試料しか含まれていない可能性があるためである．

の違いを表示できるように，時間軸にゲートを設定

電子線照射試料の 0.007dpa の領域では，溶質原

し，その間の振幅値を表示したものである．いずれ

子クラスタの平均直径は 1.9nm であり，数密度はの励起電圧においても電子線照射試料の右側部分の

22‑3

1.6 × 10 m であった．また，0.015dpa の領域では，
23‑3

平均直径は 2.0nm であり，数密度は 3.2 × 10 m で振幅が非照射試料より有意に大きくなることが分かった．

あった．なお，電圧パルスモードとレーザーパルス
モードにおいて，平均直径と数密度の結果に相違はなかったため，合わせて結果を算出した．

（2）３次高調波像と３次高調波波形の例
周波数 25.80MHz，40 サイクルのバースト波を入射し，50MHz ハイパスフィルタを用い，励起電圧3.3 水浸局部共振高調波法

38V の条件で測定した３次高調波像と３次高調波波形の例を図７に示す．３次高調波波形は，３次高調（1）基本波像と基本波波形の例
㸱ḟ㧗ㄪἼീ

周波数 25.75MHz，60 サイクルのバースト波を入射し，30MHz ハイパスフィルタを用い，励起電圧が 78V，58V，38V の条件で得られた基本波像と基本波波形の例を図６に示す．基本波波形は，それぞれの基本波像中の黄線の交点における波形である．
入射共振周波数は，電子線照射部で振幅が最大とな㸱ḟ㧗ㄪἼἼᙧ

るように設定した．
基本波波形は，振幅低下前の左側が励起により共振した波形，右側部分が励起による共振終了後の自由振動の波形を示す．自由振動は，水による減衰のため，時間の経過とともに振幅が低下する．

図７

基本波像は，各試料の水平板面内の位置により異なる共振振幅をもとに，その分布を図中のカラース（a）励起電圧 78V

図６（b）励起電圧 58V

共振周波数 25.80MHz，50MHz ハイパスフィルタ
使用による３次高調波像と３次高調波波形の例（３次高調波像中の赤線の交点における３次高調波波形）（c）励起電圧 38V

共振周波数 25.75MHz，30MHz ハイパスフィルタ使用による基本波像と基本波波形の例（基本波像中の黄線の交点における基本波波形）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑4

103

波像中の赤線の交点における波形である．３次高示す．減衰波の時間積分量算出には，y 方向におい調波像においても，電子線照射試料の右側部分のて 100 分割したうちの 11 〜 90 行のデータを使用し，振幅が非照射試料より有意に大きくなることが分両端部のデータは除外した．電子線照射試料では，かった．

図２に示す局部共振高調波測定試料の照射量分布とよく相関する積分量の変化が得られた．また，非照（3）３次高調波振幅の定量評価

射試料では一定の積分量が得られた．

解析の対象とした３次高調波像と３次高調波波形の例を，図８に示す．3 次高調波波形は，３次高調

4. 考察

波像中の赤線の交点における波形である．３次高調波像の各計測点の３次高調波について，減衰波領域

電子線照射試料と非照射試料の３次高調波像で比の波形の面積を算出し，図１（b）に示した試験片の較した結果，試料板厚から算出される最低次共振

縦方向（y方向）について平均化して，電子線照射試

周波数 4.30MHz の６次共振周波数 25.8MHz を入射料と非照射試料を比較した．図８の３次高調波像の左したとき，振幅に有意な差が認められた．しかし，端を０として，照射量が変化する方向（x方向）の各

３次高調波像では，各試料内の近接する測定点の間位置における減衰波の時間積分量の変化を，図９にでも色調の変化が認められた．各測定点の振幅の大きさにばらつきがあると考えられ，振幅値のみの比㸱ḟ㧗ㄪἼീ

(mm)

較は難しい．そこで，電子線照射領域で共振する周波数では，非照射領域では共振継続時間が短くなศ๭

ることを考慮し，３次高調波像の y 方向で平均した３次高調波の減衰波領域の時間積分を算出し，電子線照射試料と非照射試料で比較した．図８に示した㟁Ꮚ⥺↷ᑕヨᩱ㠀↷ᑕヨᩱように，減衰波の時間積分量を比較することで，高エネルギー電子線照射の有無で有意な差が認めら㸱ḟ㧗ㄪἼἼᙧ
150

᣺ᖜ(%)

100

れ，定量的な評価ができる可能性が得られた．

ບ㉳࡟ࡼࡿἼᙧ

また，高調波の減衰波領域の時間積分量が多く積ບ㉳⤊஢ᚋࡢἼᙧ
ῶ⾶Ἴ㡿ᇦ

50

算された電子線照射試料の領域では，電子線照射に0伴う硬さの増加が認められ，直径が約 2nm で数密-50

度が 1023m‑3 程度の Cu リッチ析出物が形成してい

-100
-150

た．この結果から，３次高調波像に高エネルギー
30.4

32

33.6

35.2

36.8

᫬㛫(Ǎs)

リッチ析出物の形成をとらえた結果であると考え㸱ḟ㧗ㄪἼῶ⾶Ἴࡢ᫬㛫✚ศࡢᕪ

解析対象の３次高調波像と３次高調波の例（３次高調波像中の赤線の交点における３次高調波）

㸱ḟ㧗ㄪἼῶ⾶Ἴࡢ᫬㛫✚ศ

図８

電子線照射の有無による差が認められたのは，Cu◳ࡉࡢᕪx᪉ྥࡢ఩⨨(mm)

図9y 方向で平均化した減衰波の時間積分の x 方向の位置による変化

図 10

硬さと３次高調波減衰波の時間積分量の電子線照射に伴う変化の関係

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑4

104

健全性評価）”，非破壊検査，vol.52，No.5，

られる．
図 10 には，硬さと３次高調波の減衰波領域の時May2003，pp.235‑239（2003）．

間積分量の電子線照射に伴う変化の関係を示す減衰（6） 鎌田康寛，高橋正氣，荒克之他，“ 圧延及び波の時間積分量は，ビッカース硬さ試験を行った地

熱時効した FeCu モデル合金の脆化と磁気特点に対応する範囲で値を算出した．硬さの差の増加

性 ”，日本保全学会第２回学術講演会要旨集，に伴い時間積分量の差も増加し，両者に相関が確認

pp.173‑174（2005）．

された．照射脆化は硬さと相関することから，３次（7） 中東重雄，程衛英，志波光晴他，“ 材料劣化

高調波減衰波領域の時間積分量が照射脆化の要因

評価技術に関する研究 電磁気的手法による圧となるミクロ組織変化の指標となる可能性が得ら

力容器鋼（SQV2A）の照射脆化度評価 ”，溶れた．

接・非破壊検査技術センター技術レビュー，
vol.2，pp.34‑40（2006）．

5. まとめ（8） M. Delnondedieu, J.F. Coste, H. Hegeman,
et al., “GRETE project-Evaluation of non-

照射脆化評価に対する非線形超音波法の適用性

destructive testing techniques for monitoringの検討を目的に，電子線照射した原子炉容器鋼

of material degradation,” Article presented（A533B 鋼：0.16wt%Cu）を供試材として，高エネ

at FISA 2003 symposium, Luxembourg, 10-ルギー電子線照射試料と非照射試料について水浸局

13 November,（2003）．

部共振高調波法による測定を行い，３次高調波の変（9） G . D o b m a n n , I . A l t p e t e r , M . K o p p ,化と照射硬化およびミクロ組織変化との関係を調べ“Nondestructive materials characterization

た．３次高調波振幅に原子炉容器鋼における高エネ

of irradiated nuclear pressure-vessel steel

ルギー電子線照射の有無による差が認められのは，

samples by the use of micromagnetic

Cu リッチ析出物の形成をとらえた結果と示唆されtechniques and in terms of mechanical

た．照射に伴うミクロ変化と硬さの増加を，水浸局

properties,” Russian Journal of

部高調波法により評価できる可能性が得られた．今

Nondestructive Testing, 42, pp.272‑277

後，照射量の異なる試料に対して同様の測定を行い（2006）．

照射量の変化に伴う高調波振幅の変化を調べるとと（10） B. Acosta, L. Debarberis, A. Rito, “Advances

もに，溶質原子クラスタ形成に伴う高調波の変化のi n t h e d e v e l o p m e n t o f t h e “ S T E A M”

機構を明らかにして，照射脆化評価への適用をさら

thermoelectric method for radiationに検討する計画である．

embrittlement assessment,” Proc. 4thInternational Conference on NDE in
Relation to Structural Integrity for Nuclear

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（20） K. Fujii, K. Fukuya, N. Nakata, K. Hono,

R6.6.1.

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑5106

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−
Deformation Behavior of Neutron-irradiated Stainless Steel‑ Comparison between Baﬄe Former Bolts and Flux Thimble Tubes ‑三浦

照光（Terumitsu Miura）＊1

藤井克彦（Katsuhiko Fujii）＊1

耕司（Koji Fukuya）＊1

橘内

裕寿（Yuji Kitsunai）＊2

福谷

要約
加圧水型原子力発電所の炉内構造物の技術評価に用いられる照射誘起応力腐食割れ（IASCC）の発生しきい応力は，バッフルフォーマボルト（BFB）材とフラックスシンブルチューブ（FTT）材を用いた定荷重 SCC 試験により評価されているが，BFB 材の発生しきい応力はFTT 材に比べて高い傾向が認められる．この違いを材料特性の面から検討するため，照射量 20
dpa の BFB 材と FTT 材を 320℃の大気中にてゲージ部の伸びで 3% まで引張変形させ，走査型電子顕微鏡による観察と電子後方散乱回折測定により変形挙動の違いを調べた．BFB 材ではゲージ部の半分程度が比較的一様に変形したが，FTT 材ではせん断方向に狭い変形帯が形成された．同一の巨視的な変形が加えられた場合には，FTT 材の方が部分的に変形し，局部的な最大到達ひず
みが大きくなり，IASCC の発生を誘起する粒界での高い局所応力を生じると考えられる．変形挙動の違いは IASCC 発生しきい応力の差の一因と推察された．
キーワード

照射誘起応力腐食割れ，中性子照射，ステンレス鋼，ひずみ，局所方位差

Abstract
Although initiation threshold stress of irradiation assisted stress corrosion
cracking（IASCC）
used for technical evaluation of core internals in pressurized water reactors isdetermined using constant load test data of neutron-irradiated stainless steel specimens obtained
from baﬄe former bolts（BFBs）and ﬂux thimble tubes（FTTs）, the initiation threshold stress of
the BFB specimens tends to be higher than that of the FTT specimens. To clarify the reasonsfor the diﬀerence in initiation threshold stress between the BFB and FTT specimens from theviewpoint of material properties, tensile specimens that were fabricated from BFB and FTTmaterials neutron-irradiated to a dose of 20 dpa were tensioned to 3% elongation of gauge length
at 320℃ in air, and the diﬀerence in deformation behavior between the BFB and FTT specimens
was investigated by scanning electron microscopy observations and electron backscatter
diﬀraction measurements. The BFB specimen almost uniformly deformed at half the gauge
section, whereas a narrow shear deformation band was formed on the FTT specimen. If thesame macroscopic deformation was applied on the BFB and FTT materials, the FTT material
would cause higher local stress at grain boundaries which promotes the initiation of IASCC due
to larger local strain caused by more local deformation than the BFB material. The diﬀerence indeformation behavior between the BFB and FTT materials would be one of the factors causing
the diﬀerence in the IASCC initiation threshold stress between the BFB and FTT specimens.
Keywords

Irradiation assisted stress corrosion cracking, Neutron irradiation, Stainless steel, Strain, Local
misorientation

1. はじめに

corrosion cracking, IASCC） は， 中 性 子 照 射 されたステンレス鋼に生じる粒界型の応力腐食割れ

照射誘起応力腐食割れ（irradiation assisted stress＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊ 2 日本核燃料開発（株）（stress corrosion cracking, SCC）であり，加圧水型

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑5107

原子力発電所（pressurized water reactor, PWR）

できれば，FTT 材の IASCC 発生しきい線に基づく

ではバッフルフォーマボルト（baﬄe former bolt,

初期点検時期の設定について，裕度の説明性を向上

BFB）の高経年化課題の一つとして扱われているさせることができる．

（1）．ボルトの損傷は IASCC が発生する応力と照射

IASCC の発生機構に定説はないが，照射と腐食量の関係（IASCC 発生しきい線）とボルト首下部によるミクロ組織と組成の変化に伴って粒界の結（2）．IASCC 発生しき合強度が低下して粒界割れを起こし易くなること

い線は中性子照射ステンレス鋼を高温水中で定荷と，照射材特有の転位チャンネル形成を伴う変形に

重 SCC 試験したデータに基づき策定されており，よって結晶粒界に局所的に高い応力やひずみが生じ

国内では旧原子力安全基盤機構（JNES）の「照るようになることが発生の主要因と考えられる（8）．

射誘起応力腐食割れ（IASCC）評価技術」事業（3）,

粒界の結合強度については，照射量 20 dpa の BFB（4）で取得された試験データがあり，海外でも独自材と FTT 材の粒界を個別に引張試験した結果よの試験データと IASCC 発生しきい線が報告されてり，BFB 材の方が粒界の結合強度が高いことが報の応力を比較して判定される

（5）〜
（7）

．SCC 試験には炉内から取り出された

告されている（9）．しかし，粒界局所での応力やひBFB の他，炉内計装用フラックスシンブルチュー

ずみの集中については，BFB 材と FTT 材で違いがブ（ﬂux thimble tube, FTT）が同じ冷間加工 316

あるのか良く分かっていない．そこで本研究では，

ステンレス鋼として広く使用されている．IASCC

BFB 材と FTT 材の粒界局所における応力やひずみ評価技術事業（3）では，BFB 材を用いた SCC 試験のの集中挙動を明らかにすることを目的として，照射データが FTT 材とともに取得されており，20 年間量20 dpa の BFB 材と FTT 材を320℃で変形試験し，の運転期間に相当する照射量 20 dpa までの BFB 材

走査型電子顕微鏡（scanning electron microscopy,による IASCC 発生しきい線と照射量 70 dpa までのSEM）による観察と電子後方散乱回折（electron

FTT 材による IASCC 発生しきい線が報告されていbackscatter diﬀraction, EBSD）測定により，変形る．BFB 材の IASCC 発生しきい線は FTT 材より挙動の違いを調べた．

いるも発生しきい応力が高い傾向が認められており，初回の点検時期については，保守的な評価となること

2. 試験方法から FTT 材の発生しきい線を用いることが原子力安全推進協会の PWR 炉内構造物点検評価ガイドラ

2.1 供試材（2）で推奨されている．

イン

BFB 材と FTT 材の IASCC 発生しきい線が異な

実機 PWR で使用された BFB と FTT を供試材にる原因については IASCC 評価技術事業（3）で検討さ用いた．BFB 材は IASCC 評価技術事業（3） で使用れており，製造工程の違いによる結晶粒径と冷間加された C リング試験片の残材であり，FTT 材は国工度の違いが影響する可能性があること，表面硬化

内 PWR で 13 年間使用された材料である．供試材の層の有無が違いの一因となること等が報告されてい化学組成を表１に，結晶粒径と冷間加工度を表２に，る． し か し，BFB 材 と FTT 材 の IASCC 発 生 し き

照射条件を表３にそれぞれ示す．BFB 材の機械的い線が異なるメカニズムについては解明されておら性質やミクロ組織および粒界組成等は Takakura

ず，BFB 材の優位性を機構論的に説明することがら（4） により報告されており，FTT 材については

表１

供試材の化学組成（wt %）

C

Si

Mn

P

S

Ni

Cr

Mo

Fe

BFB（3）

0.05

0.55

1.55

0.021

0.025

12.45

17.71

2.26

balance

FTT

0.04

0.62

1.63

0.022

0.006

12.61

16.94

2.22

balance

表２

供試材の結晶粒径と冷間加工度
結晶粒径
（ȝm）

冷間加工度
（%）

BFB（3）

74

20

FTT

10

15

表３

供試材の照射条件

照射温度
（℃）

照射速度
（dpa × s‑1）

照射量
（dpa）

BFB（3）

302

3.8 × 10‑8

18.8

FTT

323

4.3 × 10‑8

17.3

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑5

108,
Fukuya ら（10）（11）により報告されている．

3. 試験結果

BFB 材と FTT 材から，ゲージ部寸法がそれぞれ
2.5 × 0.9 × t0.5 mm と 2.5 × 0.9 × t0.2 mm の引張試験

3.1 変形試験

片を放電加工により作製した．試験片表面をコロイ
ダルシリカ（ストルアス社製 OP-S 懸濁液）による変形試験時の応力−変位曲線を図１に示す．試験

研磨で仕上げ，ゲージ部の両端には伸びを確認する

片が降伏した後，ゲージ部の伸びが 3% に到達するために硬さ試験機を用いて圧痕を形成した．なお，まで変形試験を行った．試験後のゲージ部の SEM

試験片の厚みは 10 個程度の結晶粒が厚さ方向に入像を図２に示す．ゲージ部端の圧痕の間隔は，試験るように設定した．

前は BFB 材試験片が 2.58 mm，FTT 材試験片が 2.53
mm であったが，試験後はそれぞれ 2.64 mm と 2.61

2.2 変形試験と EBSD 測定

mm であった．圧痕間距離で評価したゲージ部の伸びは BFB 材試験片が 2.3% であり，FTT 材試験片が精密万能試験機（島津製作所製 AG-X 5kN）を用-4

3.1% であった．

-1

ゲー
いて，
320℃の大気中にて変形速度4×10 s で，ジ部の伸びで 3% まで変形試験を実施した．試験片た後，SEM（日立ハイテクノロジーズ製 SU-70）を用いて試験片表面を観察した．
また，試験前後のゲー
ジ部に観察される介在物等をマーカーにして，引張応力（MPa）

表面の酸化膜を栗田工業製クリデコンで脱膜処理し軸方向の距離の変化から試験片のひずみ分布を評価した．
粒界近傍における微視的な変形挙動を調べるた
め，EBSD 測定を行い，局所方位差の分布を評価し変位（%）

た．局所方位差とは，周囲との結晶方位のずれを表（a）BFB 材試験片

す尺度であり，材料中の転位欠陥の量と相関することが知られている（12）．局所方位差を評価すること推定することができる．なお，EBSD 測定は，すべりにより生じた試験片表面の段差をコロイダルシリ
カによる研磨で除去した後に行った．EBSD 測定に応力（MPa）

で，粒界近傍等での局所的な応力やひずみの状態をは TSL 社製の OIM Data Collection ver. 5.2 を使用
し，50 個以上の結晶粒が入るように測定範囲を設定した．測定は 0.5 ȝm 間隔で実施した．測定条件の詳細を表４に示す．

変位（%）（b）FTT 材試験片
図１
表４
項目
測定範囲

設定値

応力−変位曲線EBSD 測定の条件
備考

BFB 材：500 × 625 ȝm

ひずみ 6% の場所

FTT 材：125 × 125 ȝm

ひずみ 6, 21% の場所

測定間隔

0.5 ȝmグリッド

四角

Binning

312 × 234 ピクセル

回折像を測定するカメラの視野サイズ

Binned pattern size

120 × 120 ピクセル測定した回折像を Hough 変換用に圧縮する際の画像サイズ

Theta step size

0.5 度

Hough 変換の際に三角関数を計算する頻度

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑5

5%

6%

109

2%

(a)
ᅽ⑞

ᅽ⑞
(b)
6%

5%
200 Pm（a）BFB 材試験片

21%

ᅽ⑞

3%
(c)

ᅽ⑞

(d)
0%

6%
200 Pm（b）FTT 材試験片
図２ 変形試験後の試験片ゲージ部の SEM 像とひずみの分布
図中の数値は，丸印で示した介在物等の引張軸方向の距離の変化で評価したひずみを示す．
また，□は図４に示した SEM 像の撮影箇所を示す．

BFB 材試験片ではゲージ部の半分程度に変形し25た様子が認められたが，FTT 材試験片では幅 0.2
ネッキングの様相が認められた．試験片のひずみ分布を評価した結果も図２に示した．BFB 材試験片
では比較的広い範囲で５〜 6% のひずみが認められたが，FTT 材試験片では変形帯の最大到達ひずみ
は 21% であった．また，変形帯の近傍ではひずみは 6% であり，変形帯から離れるにつれて大きく減᭱኱฿㐩ࡦࡎࡳ㸦%㸧

mm 程度の変形帯がせん断方向に形成しており，

少した．BFB 材試験片と FTT 材試験片の最大到達

達ひずみに違いが生じることが分かった．

15
10
5
0

ひずみの比較を図３に示す．同じ巨視的な変形が加わっても，FTT 材の方が部分的に変形し，最大到20

BFBᮦヨ㦂∦図３

FTTᮦヨ㦂∦BFB 材試験片と FTT 材試験片の最大到達ひずみの比較

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑5110

図４に，図２に示したゲージ部の拡大像を示す．

が小さかったが，これはひずみが小さいために移動

図４（a）に示した BFB 材試験片のひずみ 6% の場所

した転位の数が少ないためである．なお，照射ステ

では，すべり線が明確に認められた．試験片を傾斜

ンレス鋼の場合，運動転位は転位ループ等の一部のさせて観察した SEM 像からすべり線の段差を評価

照射欠陥を相互作用により消失させ，転位チャンネ

した結果，最大 200 nm の段差が認められた．図４

ルと呼ばれる照射欠陥の比較的少ないパスを粒内に（b）に示したひずみ 2% の場所についてもすべり線形成する．転位チャンネル内は転位の移動に対するは認められたが，比較的段差は小さく，すべり線は抵抗が小さくなるため，後続するすべり変形は転位

不明瞭であった．320℃の温度域で照射ステンレスチャンネルに集中し，未照射のステンレス鋼に比べ鋼を引張変形させた場合，転位チャンネル形成を伴て，段差の大きいすべり線が表面に認められるよう

（13）〜
（15）

．すべり

うすべり変形と双晶変形が生じるになる．

変形は特定の結晶面を転位が移動することによって

FTT 材試験片については，図４（c）に示したひず

起こり，移動した転位の数に応じた段差のすべり線

み 21% の場所では，BFB 材試験片で認められたすが形成される．BFB 材試験片のひずみ 2% の場所でべり線よりも段差の大きいすべり線が観察されておは，ひずみ 6% の場所と比較して，すべり線の段差

り，段差の最大値は 300 nm であった．図４
（d）に

ᘬᙇ᪉ྥ

20 Pm
（a）BFB 材試験片（ひずみ 6%）（b）BFB 材試験片（ひずみ 2%）

20
20 Pm
Pm
（c）FTT 材試験片（ひずみ 21%）
図４（d）FTT 材試験片（ひずみ３〜 6%）

試験片ゲージ部の変形領域の SEM 像

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑5111

示したひずみ３〜 6% の場所については，変形帯のが認められており，BFB 材と FTT 材ではすべり変近傍を観察しており，視野の左端ではひずみが 6%形挙動に違いがある可能性が示唆された．IASCC

であるが，右端では 3% である．視野の左側ではす

評価技術事業（3） では，BFB 材と FTT 材に 320℃

べり線が明確に認められたが，右側ではすべり線はで 1% 相当の引張ひずみを付与してすべり線を観察

不鮮明であった．
視野の左側でのすべり線の段差は，

し，BFB 材ではすべり線が明確に認められたもの

最大 100 nm であった．

の FTT 材では視野の一部にすべり線が確認される

BFB 材試験片ではひずみ 2% の場所でもすべり線のみであったことが報告されている．本試験で認めが認められたが，FTT 材試験片ではひずみ 3% のられた BFB 材と FTT 材のすべり線の形成状況の傾

場所ではすべり線は不明瞭であった．同じひずみ

向は，この傾向と一致する．

でも，すべり線の段差は FTT 材の方が小さい傾向

IQ ീ

㏫ᴟⅬᅗ

20 Pm
（a）BFB 材試験片（ひずみ 6%）

20 Pm（b）FTT 材試験片（ひずみ 6%）

20 Pm（c）FTT 材試験片（ひずみ 21%）
図５

EBSD 測定結果の例

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑5112

3.2 EBSD 測定の平均値である．なお，測定点との間に方位差が５度以上ある場合は間に粒界があるものとし，粒界を挟む測定点は領域平均法と局所方位差の（1）局所方位差の評価
BFB 材試験片と FTT 材試験片の EBSD 測定結果

計算に含まないものとする．

の例を図５に示す．図中の黒線は大傾角粒界（方図７に，図５で示した方位マップから評価した局

位差 15 度以上の粒界）を，赤線は双晶境界を示す．

所方位差のマップを示す．図中の黒線は方位差５度

イメージクオリティ（image quality，IQ）像は，以上の粒界を，赤線は双晶境界を示す．粒界三重点各点で測定された電子後方散乱回折像の輝度を数値の近傍等で白抜きの箇所が認められるが，これらの化しており，明るい箇所ほど鮮明な回折像が得ら場所では前述の蓄積した転位により結晶方位が大きれ，結晶構造が乱れていないことを示す．逆極点図

く乱れている場所である．本解析では，方位差５度（inverse pole ﬁgure）は，試験片表面に対して垂直以内の測定点が 10 個以上隣接する領域を結晶粒と方向の結晶方位を色で表した．FTT 材試験片のひ認識しており，これらの結晶方位が乱れた場所は結ずみ 21% の場所での測定結果については，IQ 像の晶粒と認識されず，解析では取り扱わない．FTT

大部分が暗く，逆極点図に明確な結晶方位を示さな

材試験片のひずみ 21% の場所では，結晶粒としてい領域が広く認められる．これらの領域は結晶粒界扱われない領域が多く，視野の半分程度が白抜きのの近くに認められており，変形に伴って粒界近傍に箇所となっており，以降の解析は BFB 材試験片と多数の転位が蓄積し，結晶方位が大きく乱れている

FTT 材試験片のひずみ 6% の場所について行った．

ことを示す．

局所方位差は粒界近傍で大きい傾向が認められ，次に，得られた方位マップより，局所方位差を評

また，粒内にも筋状に局所方位差の大きい箇所が価した．評価のフローを図６に示す．まず，測定誤認められた．すべり変形は転位が結晶面を移動す差の影響を低減するため，各測定点での結晶方位をることにより起こるが，結晶粒界等で転位の移動

周囲８個の測定点を含めた 3 × 3 点での平均値で再が阻害されると，転位が蓄積され，局所的に結晶（16）定義する領域平均法（domain averaging method）

方位が変化するため，局所方位差が発生する．まを用いた．領域平均後のデータに対して，次式で定義する局所方位差 ML を評価した．

た，粒界近傍では，隣接粒との幾何学的な連続性をଵ‫ܯ‬௅ ሺܲ௜ ሻ ൌ σସ௝ୀଵ ߚ൫ܲ௜ ǡ ܲ௝ ൯（1）

ସ保つために互いの結晶粒での変形が整合するように局所的な変形が起こるため，幾何学的に必要な転位（geometrically necessary dislocation, GN 転位）

は位置 Pi における局所方位差でが生じ，局所方位差が発生する．粒内に認められあり，隣接する測定点 Pj（j=1 〜４）との方位差た筋状に局所方位差が大きい箇所では，すべり線

ここで，ձ 㡿ᇦᖹᆒἲ(16)ࡢ㐺⏝ྛ

ղᒁᡤ᪉఩ᕪࡢホ౯ᐃⅬ㸦P0, P1, P2,…㸧ࡢ⤖ᬗ᪉఩ࢆ㸪࿘ᅖ 8 Ⅼࢆྵࡴ

Pi ࡛ࡢᒁᡤ᪉఩ᕪࢆ

3u3 Ⅼࡢᖹᆒ᪉఩࡛෌ᐃ⩏ࡍࡿ㸬ࡓࡔࡋ㸪⢏⏺ࢆࡲࡓࡄ࿘ᅖ 4 Ⅼ㸦Pj㸧࡜ࡢ⤖ᬗ

ᐃⅬࡣྵࡲ࡞࠸㸬᪉఩ᕪࡢᖹᆒ್࡛ᐃ⩏ࡍࡿ㸬ࡓࡔࡋ㸪⢏⏺ࢆࡲࡓࡄ ᐃⅬࡣྵࡲ࡞࠸㸬
3

3M

3

3

3M

3L

3M

3M
⢏⏺

⢏⏺

図６

⢏⏺

局所方位差の評価のフロー⢏⏺

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑5113ᒁᡤ᪉఩ᕪ 0 5 ᗘ

BFB 材試験片（ひずみ 6%）

FTT 材試験片（ひずみ 6%）

FTT 材試験片（ひずみ 21%）

図中の矢印は，すべり線と粒界の交点で局所方位差が大きくなっている箇所を示す．
図７

局所方位差マップの例（転位チャンネル）に転位が蓄積していると推測さと考えられる．転位が粒界を伝播できずに蓄積するれる．また，図７中に矢印で示した箇所は，すべりと，局所的に高い応力が粒界に生じることが知られ線と粒界の交点と推測され，粒界ですべりが阻害さており（17），IASCC の発生を誘発する要因になる．

れて転位が蓄積し，局所方位差が大きくなっている

粒内での筋状の転位蓄積やすべり線と粒界の交点での転位蓄積は BFB 材試験片の方が顕著に認められᒁᡤ᪉఩ᕪࡢᖹᆒ್㸦ᗘ㸧

0.6ており，粒界局所での応力やひずみの集中挙動に

FTT ᮦヨ㦂∦㸦ࡦࡎࡳ 6%㸧
0.5

BFB 材と FTT 材で違いがあることが示唆された．

0.4（2）粒界近傍の局所方位差
粒界近傍における局所方位差を定量的に調べるた

BFB ᮦヨ㦂∦㸦ࡦࡎࡳ 6%㸧

め，粒界からの距離で局所方位差を整理し，その関0.3係を図８に示した．なお，粒界からの距離は，各測
0.2
0

10

20

30

⢏⏺࠿ࡽࡢ㊥㞳㸦Pm㸧

40

定点から最近接の粒界までの最短距離とした．図８（a）については，粒界からの距離を 0.5 ȝm ごとに区（a）平均値の比較

切り，各区間の局所方位差の平均値を示した．図８（b）BFB 材試験片（ひずみ 6%）（c）FTT 材試験片（ひずみ 6%）

図８

粒界からの距離と局所方位差の関係

114

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑5（b）と８（c）では，粒界からの距離ごとに局所方位0.15

差を個別に示した．粒界近傍では局所方位差が大きくなる傾向が確認された．粒界から 4 ȝm の範囲に
位差の平均値は類似しており，わずかに FTT 材試
験片の方が大きい傾向が認められた．一方，局所方FTT ᮦヨ㦂∦㸦ࡦࡎࡳ 6%㸧

0.10

๭ྜ

ついては，BFB 材試験片と FTT 材試験片で局所方

0.05

BFB ᮦヨ㦂∦㸦ࡦࡎࡳ 6%㸧

位差を個別に見ると，BFB 材試験片では最大６度，FTT 材試験片では最大３度の局所方位差が粒界から 4 ȝm の範囲に認められた．BFB 材試験片では，

0.00
0

すべり線と粒界の交点で局所方位差が大きくなって0.5いる箇所が図７で顕著に認められていたが，交点ではない箇所では局所方位差は小さくなっており，平1

1.5⢏⏺ࡈ࡜ࡢᒁᡤ᪉఩ᕪ㸦ᗘ㸧

図 10

粒界ごとの局所方位差の頻度分布

均すると局所方位差は同じひずみの FTT 材試験片

ならないことを示唆する．しかし，個別に局所方位と大きく変わらないことが分かった．
次に，粒界から 1 ȝm 以内の距離にある測定点の差を評価すると，BFB 材試験片の方が粒界近傍で局所方位差を粒界ごとに平均し，粒界ごとの局所方位差 MGB として評価した．評価の概略図を図９に，

所的には粒界に多くの転位を蓄積する傾向にあるこ

粒界ごとの局所方位差の頻度分布を図 10 に示す．

粒界の長さで整理した粒界ごとの局所方位差 MGBを図 11 に示す．長さが短い粒界ほど大きい MGB を

大きな局所方位差を示しており，BFB 材の方が局とが分かった．

BFB 材試験片と FTT 材試験片で頻度分布は類似しており，わずかに BFB 材試験片の方が大きい MGB示す傾向が認められるが，BFB 材試験片と FTT 材

を示す頻度が高い傾向が認められた．

試験片で顕著な違いは認められなかった．粒界の長図 10 に示した粒界ごとの局所方位差 MGB の頻度さに対する局所方位差の傾向は，室温で引張変形し分布や図８（a）に示した粒界からの距離と局所方ながら EBSD 測定された 73 dpa 照射 FTT 材（18） で位差の平均値の関係においては，BFB 材試験片とも確認されている．

FTT 材試験片で大きな違いは認められなかった．
これは，粒界近傍における平均的な転位の蓄積量は，ひずみが同じ場所では BFB 材と FTT 材で大きく異⢏⏺㸦᪉఩ᕪ 5 ᗘ௨ୖ㸧཮ᬗቃ⏺

⢏⏺ࡈ࡜ࡢᒁᡤ᪉఩ᕪࢆホ౯ࡋࡓᐃⅬ㸦Ⰽࡈ࡜࡟ᖹᆒ್ࢆ⟬ฟ㸧
図９ 粒界ごとの局所方位差の評価の概略図
MGB は粒界の両側について個別に評価しており，双晶境界によって隣接する結晶粒の方位が変化すると別の粒界として評価している．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑5⢏⏺ࡈ࡜ࡢᒁᡤ᪉఩ᕪ㸦ᗘ㸧

2.0

115

多結晶体では結晶粒ごとに変形の方位依存性が異FTT ᮦヨ㦂∦㸦ࡦࡎࡳ 6%㸧

なることから，一つの結晶粒の変形は周囲の結晶粒

1.5の変形に影響を及ぼし，また，周囲の結晶粒より変形に制限を受ける．変形した結晶粒が周囲の結晶粒

1.0

BFB ᮦヨ㦂∦に及ぼす影響と結晶粒径の関係の模式図を図 12 に㸦ࡦࡎࡳ 6%㸧

示す．結晶粒径が大きいと，変形した結晶粒の影響

0.5を隣接粒の粒界近傍が局所的に変形することで緩和できるため，多くの結晶粒が独自に変形することが

0.0
0

20

40

60

80

100

⢏⏺ࡢ㛗ࡉ㸦Pm㸧

図 11

粒界ごとの局所方位差と粒界の長さの関係

でき，
巨視的には比較的一様に変形することになる．
一方，結晶粒径が小さいと，変形した結晶粒の影響を隣接粒の粒界近傍のみで緩和することができず，隣接粒全体が変形し，その隣の結晶粒へとせん断方
向に変形が伝播していく可能性が考えられる．照射4. 考察

ステンレス鋼の場合，転位チャンネル形成を伴うす
べり変形が生じるため，未照射材での比較的均一に

BFB 材と FTT 材を 320℃でゲージ部伸び 3% まで起こるすべり変形と比べて多数の転位が転位チャン

変形試験した結果，BFB 材試験片ではゲージ部のネルに集中し，隣接粒の変形影響の緩和はより難し

半分程度が比較的一様に変形したが，FTT 材試験

くなると推測される．この様な結晶粒径が変形挙動

片ではせん断方向に狭い変形帯が形成され，ネッキに影響を及ぼす例としては，リューダース変形帯のングが確認された．BFB 材と FTT 材では製造工程

形成と伝播過程における結晶粒径の影響（19）がある．

の違いにより，結晶粒径と冷間加工度に違いがある

FTT 材試験片では，リューダース変形に類似した（3），冷間加工度の違いに結晶粒間を伝播するような局部的な変形が起こり，

ついては，十分に照射された場合は，初期の転位

試験片断面積の局部的な減少によってネッキングが組織は照射により回復するとともに照射欠陥が導誘発され，狭い変形帯が形成されることになった可入されるため，ミクロ組織や硬さにおける違いは能性が推測される．

ことが報告されているが小さくなることが知られている．照射量 20 dpa の試験片表面でのすべり線の形成状況と局所方位差

BFB 材と FTT 材では，硬さはビッカース硬さで共の分布を調べた結果，ひずみが同じであれば，BFBに 380HV であり，冷間加工度による違いは認めら材の方がすべり線の段差が大きく，粒界とすべり線

れない（3）．本考察では，結晶粒径の違いから変形の交点で転位の蓄積による局所方位差が顕著に認め挙動が異なる原因を検討した．

られる傾向にあることが分かった．結晶粒径の大き

図 12

変形した結晶粒が周囲の結晶粒に及ぼす影響と結晶粒径の関係
青色：変形した結晶粒
赤色：幾何学的連続性を保つために変形する隣接の結晶粒／領域
緑色：赤色の領域の影響を受けて，次に変形を開始する結晶粒
無色：未変形の結晶粒／領域

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑5

116

いと，すべり線の間隔が広く，段差が大きくなる傾が大きくなり，IASCC の発生を誘起する粒界で向にあることが，プロトン照射したステンレス鋼のの高い局所応力を生じると考えられる．変形挙（20）

変形試験より報告されている

動の違いは IASCC 発生しきい応力の差の一因．粒界をすべりのと推察された．

発生サイトと考えると，結晶粒径が大きい場合は単位体積当たりの発生サイトが少なくなるため，すべり線の数は少なくなり，個々のすべり線が担う運文献

動転位の数が多くなるため，すべり線の間隔は広く，段差は大きくなる．BFB 材試験片と FTT 材試（1） 実用発電用原子炉施設における高経年化対策

験片に認められたすべり線の形成状況と局所方位差

実施ガイド，原子力規制委員会，平成 25 年の分布の違いは，結晶粒径の違いによるものと推察される．

６月（2013）．
（2） PWR 炉内構造物点検評価ガイドライン［バッ

IASCC の発生には，粒界での局所的な応力やひフルフォーマボルト］（第 3 版）, 一般社団法

ずみの集中と粒界の結合強度の低下が関係している

人原子力安全推進協会 炉内構造物等点検評価と考えられており，本研究の結果は粒界での局所ガイドライン検討会 , 平成 30 年３月（2018）．

的な応力やひずみの集中が BFB 材と FTT 材で異な

（3） 平成 20 年度照射誘起応力腐食割れ（IASCC）ることを示唆する．ひずみが同じであれば，BFB

評価技術に関する報告書，独立行政法人原子材の方が FTT 材よりも粒界でより高い局所応力を力安全基盤機構，平成 21 年９月（2009）．

生じる可能性が考えられるが，同一の巨視的な変（4） K. Takakura, K. Nakata, K. Fujimoto, K.

形が加えられた場合には，最大到達ひずみが大き

Sakima, N. Kubo, “IASCC Properties of Cold

くなる FTT 材の方が粒界でより高い局所応力を生Worked 316 Stainless Steel in PWR Primary

じると考えられる．粒界の結合強度についても，

Water,” 14th Int. Conf. on Environmental

BFB 材の方が FTT 材より高い可能性が報告されてDegradation of Materials in Nuclear Powerおり（9），本研究で分かった変形挙動の違いを含め，

Systems, Virginia Beach, VA, August 23-27,

IASCC の発生については BFB 材に優位性があると2009.

推測される．変形挙動の違いは，BFB 材の FTT 材（5） S. Fyfitch, S. Davidsaver, K. Amberge,の IASCC 発生しきい応力の差の一因と推察された．

“Irradiation-Assisted Stress Corrosion
Cracking Initiation Screening Criteria for5. まとめStainless Steels in PWR Systems,” 18th Int.
Conf. on Environmental Degradation of

照射量 20 dpa の BFB 材と FTT 材を 320℃の大気

Materials in Nuclear Power Systems - Water

中にてゲージ部伸びで 3% まで変形試験し，SEM 観

Reactors, Portland, OR, August 13-17, 2017.

察と EBSD 測定により変形挙動の違いを調べた．

（6） R . P a t h a n i a , R . C a r t e r , A . D e m m a ,“Contribution of Materials Investigations

・BFB 材では試験片ゲージ部の半分程度が比較

to Improve the Safety and Performance的一様に変形したが，FTT 材ではせん断方向

of LWRs,” Int. Symp. FONTEVRAUD 7,に狭い変形帯が形成された．ゲージ部の伸びがAvignon, France, September 26-30, 2010.

同じでも試験片のひずみ分布は異なっており，（7） V. Fedorova, B. Margolin, “Method for

BFB 材では 6%，FTT 材では 21% の最大到達ひEstimation of Pressure Vessel Internals

ずみが認められた．

Lifetime on IASCC Criterion,” the ASME・同一のひずみに対しては，BFB 材の方がすべり
線の段差が大きく，粒界とすべり線の交点で転位の蓄積による局所方位差が顕著に認められる傾向にあることが分かった．
・同一の変形が加えられた場合には，FTT 材の方が部分的に変形し，局部的な最大到達ひずみ

2013 Pressure Vessels and Piping Conf.
PVP2013, PVP2013-97949.
（8） 福谷耕司 , 西岡弘雅 , 藤井克彦 , “ ステンレス
鋼の軽水炉照射挙動 ,” INSS MONOGRAPHS
No.4, 株 式 会 社 原 子 力 安 全 シ ス テ ム 研 究 所（2009）．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑5

117（9） T. Miura, K. Fujii, K. Fukuya, “A micro-

Y. Kitsunai, “Local strain distribution nearmechanical study of grain boundary fracture

grain boundaries under tensile stresses inin neutron-irradiated stainless steels,” 2017highly irradiated SUS316 stainless steel,” J.

Int. Cong. on Advances in Nuclear Power

Nucl. Mater., Vol.432, P.67（2013）．

Plants（ICAPP2017）, Fukui & Kyoto, April（19） 講座・現代の金属学 材料編 3 材料強度の原子24-28, 2017.

論 , 日本金属学会 .

（10） K. Fukuya, M. Nakano, K. Fujii, T. Torimaru,（20） Z. Jiao, G. Was, T. Miura, K. Fukuya, “Aspects“IASCC susceptibility and slow tensileof ion irradiations to study localized

properties of highly-irradiated 316 stainlessdeformation in austenitic stainless steels,” J.

steels,” J. Nucl. Sci. Technol., Vol.41, P.673

Nucl. Mater., Vol.452, P.328（2014）．

（2004）．
（11） K. Fukuya, K. Fujii, H. Nishioka, Y. Kitsunai,“Evolution of microstructure and microchemistry in cold-worked 316 stainlesssteels under PWR irradiation,” J. Nucl. Sci.
Technol., Vol.43, P.159（2006）．
（12） D. P. Field, P. B. Trivedi, S. I. Wright,
M. Kumar, “Analysis of local orientation
gradients in deformed single crystal,”
Ultramicroscopy, Vol.103, P.33（2005）．
（13） H. Nishioka, K. Fukuya, K. Fujii, Y. Kitsunai,“Deformation Structure in Highly Irradiated
Stainless Steels,” J. Nucl. Sci. Technol., Vol.45,
P.274（2008）．
（14） N. Hashimoto, S. J. Zinkle, A. F. Rowcliffe,
J. P. Robertson, S. Jitsukawa, “Deformation
mechanisms in 316 stainless steel irradiatedat 60℃ and 330℃ ,” J. Nucl. Mater., Vol.283287, P.528（2000）．
（15） C. Bailat, A. Almazouzi, N. Baluc, R.
Schaublin, F. Groschel, M. Victoria, “Theeﬀects of irradiation and testing temperatureon tensile behavior of stainless steels,” J.
Nucl. Mater., Vol.283-287, P.446（2000）．
（16） M. Kamaya, “Characterization of microstructural damage due to low-cycle fatigue
by EBSD observation,” Mater. Chara., Vol.60,
P.1454（2009）．
（17） P. Evrard, M. Sauzay, “Modelling of theeﬀect of dislocation channel on intergranularmicrocrack nucleation in pre-irradiatedaustenitic stainless steels during low strain
rate tensile loading,” J. Nucl. Mater., Vol.405,
P.83（2010）．
（18） K. Fukuya, H. Nishioka, K. Fujii, T. Miura,

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑6

118

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
SCC initiation in cold worked Alloy TT690 under simulated PWR primary water
寺地

巧（Takumi Terachi）＊1

岡本マキエ（Makie Okamoto）＊1

山田

卓陽（Takuyo Yamada）＊1
有岡孝司（Koji Arioka）＊1

要約
PWR1 次 系 模 擬 環 境 下 及 び そ の 加 速 条 件 で TT690 合 金 の SCC 発 生 試 験 を 試 み た．
20%CW 材をブラントノッチ CT 試験片として加工し，亀裂が生じた場合の K 値を 30MPa √ m となるよう応力を付与して試験を実施した結果，40,635 時間を経過した時点で，粒界と考えられる領域に長さ 20ȝm の SCC の核形成が観察された．更に 4,882 時間試験を継続したところ 29nm の開口が生じ，SCC 発生の前駆挙動が進行していることが明らかとなった．また，材料の塑性歪みを許容した K=80MPa √ m までの極端な高応力条件下では，8,369 時間試験後の観察で SCC の核形成が認められ，高応力条件で SCC の核が生じ易いことが確認された．更に予め粒界にキャビティを生成させた試験片を用い，PWR1 次系模擬環境下で SCC 発生試験を実施した結果，2,269 時間で開口亀裂が観察され，SCC 発生にキャビティ生成が重要な役割を有することが分かった．何れの結果も SCC 発生の前駆段階を確認したものだが，360℃の加速条件で TT690 合金（20%CW）を
長時間高応力にさらした場合に，定荷重条件下でも SCC が生じる可能性があることが確認された．
キーワード

TT690 合金，冷間加工，SCC 発生，ブラントノッチ CT 試験，キャビティ生成，高応力条件

Abstract
SCC initiation tests under simulated and accelerated PWR primary water conditions
were carried out using cold worked Alloy 690TT specimens. The 20ȝm maximum length of SCC
nucleation was conﬁrmed on the blunt notch CT（compact tension）
specimen with 20% cold
work after a long-term exposure of approximately 40,635h. Although the crack did not show
any obvious propagation, after 4,882h the 29nm crack mouth opening indicated continuing SCC
initiation. Additionally, extremely high stress of 80MPa√m with slight deformation in specimens,caused similar SCC nucleation for the relatively short duration of 8,369h which indicated theextreme high stress condition induced the cracking. SCC initiation tests were also carried out
using the specimens with prior cavity formation treatment in high temperature gas. Formationof SCC nucleation after a relatively few hours of 2,269h conﬁrmed the importance of cavities
for crack initiation. Since none of the specimens showed obvious crack propagation, the results
ascertained the excellence resistance of Alloy 690TT toward SCC initiation. However, results ofthe constant load test under the 360℃ temperature condition implied even Alloy 690TT have apotential for cracking in certain conditions.
Keywords

Keywords: Alloy 690TT, cold work, SCC initiation, blunt notch CT test, cavity formation,high stress conditions

1. 緒

言

バウンダリー接液面積の 6~7 割程度を占め，材料と し て 当 初 は 600 合 金 が 採 用 さ れ て き た． し か

加 圧 水 型 軽 水 炉（pressurized water reactor,

し，1970 年 代 に 蒸 気 発 生 器（steam generator,

PWR）の１次系環境は高温高圧水条件下にさらSG）細管における応力腐食割れ（stress corrosionされるため，耐食性に優れるニッケル基合金が多cracking, SCC）が多数報告されたことを受け，対く用いられている．ニッケル基合金は１次系圧力策材として TT690 合金が開発された．TT690 合金＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑6

119はクロム濃度を高めることで耐 SCC 性を改善したについての定荷重引張試験での検討では，11 万時

材料であり，1989 年より SG 細管への導入が進めら

間経過時点でも SCC による破断が生じていないこ

れている．現在まで実機プラントにおける SCC 発とが報告され，TT690 合金の優れた耐 SCC 性も確

生は報告されておらず，その使用実績は TT690 合

認されている．
TT690 合金の SCC 発生に関しては限られた知見

金が耐 SCC 性に優れる材料であることを明確に示しか存在せず，長時間供用後に SCC が発生する可している．
一方，実験室条件においては，冷間加工を加えた能性を明確に否定する根拠は見当たらない．そのた

場合に SCC 進展の感受性を示すことが確認されて

め，INSS においてもブラントノッチ CT 試験片を

（1）
〜
（9）

．SCC 進展に対しては，冷間加工や温度，用いた SCC 発生試験を長期に亘り取組み，SCC 発応力が影響因子として寄与することが報告されてお生条件についての知見拡充を進めてきた．SCC 発

り，傾向として 600 合金と類似のパラメータ依存性生試験としては，360℃の温度条件以外に加速を伴を持つことが分かっている．これらの知見は仮に実わない長期試験の他，材料の塑性歪みを許容する機で SCC が発生した場合，亀裂が伝播することを

高応力を付与した試験を実施した．また，SCC 発

示唆している．そのため，SCC が顕在化する可能

生の前駆段階の加速を目的として，PWR 環境中で性を見極めるには，発生機構および SCC 発生に必の発生試験に先立ち 450℃の高温大気中で応力を付要となる条件について，その詳細を明らかにするこ与し（以降，キャビティ生成処理という），粒界にとが重要と考えられる．

キャビティを生じさせた試験片での SCC 発生試験

いる

（10）

が

も行った．本報ではこれらの知見を元に，長期間供CANDU 炉（重水減速重水冷却圧力管型炉）におけ

用後に TT690 合金が SCC を生じさせる可能性につる炭素鋼の SCC およびクリープ亀裂の発生を契機いて論じる．

SCC 発 生 機 構 に 対 し て は，Arioka らにキャビティ生成型の劣化機構解明について検討

2. 実験方法

し，TT690 合金に対しても粒界でのキャビティ生,．
成が重要な役割を示すことを指摘している（11）（12）2.1 供試材および試験片

この機構は粒界に集積した空孔がキャビティを生じさせることで粒界結合力を低下させるとした仮説である（13）〜（16）．既に Arioka ら（10）は 410℃以上の高温供試材には TT690 合金 10％ ~30％ CW（T-L）材

大気中で TT690 合金（20%CW 材）が定荷重条件でを用いた．試験片の化学組成および加工材の機械特割れを生じさせ，その粒界にキャビティが生じるこ性を表１，表２にそれぞれ示す．Lot A は比較的実とを明らかにしている．また，360℃の PWR1 次系

機に近い材料として入手した素材であり，Lot B は

模擬環境下においても，0.1mm の予亀裂を導入し研究のために入手した材料である．いずれも溶体化た CT（compact tension）試験片で，２万時間以上処理の後，700℃で 15 時間の特殊熱処理（TT 処理）の試験を実施した時に粒界にキャビティが生じるこを施した．試験片形状は図１に示すとおり，一般的とを確認している．

に SCC 進展試験に用いられる 0.5TCT 試験片と同じ

TT690 合金の SCC 発生に対する知見としては，

サイズである．しかし，予亀裂を導入せずノッチ

強い冷間加工を加えた材料に変動応力を付与した時先端部を R=0.5mm の形状とし，ノッチ底部に応力に SCC が生じることや，360℃１万時間程度の定荷勾配を持つ SCC 発生試験片とした．本報では，こ重試験により微細な SCC の核が生じることが報告の試験片をブラントノッチ CT 試験片と呼ぶ．前述

され始めており，加速条件においては SCC 発生のした冷間加工材から，ブラントノッチ CT 試験片を

（17）
〜
（22）

（23）

T-L 方向で採取した．ノッチ底部は DP（ダイアモによる冷間加工されていない TT690 合金の焼鈍材

ンドペースト）1ȝm 仕上げとし，表面加工層の影響懸念が指摘されている．他方，
Maeguchi ら

表１
種類

C

Lot A（GKT）

0.019

Lot B（GT）

0.022

Si

供試材の化学組成

Mn

P

S

Cu

Ni

Cr

Fe

0.30

0.32

0.009

0.0006

0.04

59.25

30.18

9.42

0.32

0.31

0.01

0.0016

0.06

61.05

28.86

8.86

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑6120

2.2 SCC 発生試験片の応力解析
TT690 合金（20%CW）材のノッチ近傍の応力分
布及び歪み分布を計算した結果を図２に示す．解析は構造及び荷重の対称性により 1/2 対称モデル
を用い，４辺形平面ひずみ要素（解析コード MSC.
Marc2008r1 の要素タイプ 11）により実施した．計
算 に は TT690 合 金（20%CW：Lot A） 材 の 360 ℃で取得した真応力 - 真ひずみ曲線を用いた．材料は
図１

等方性材料として，ノッチ底近傍に発生する塑性ひブラントノッチ試験片の形状

ずみを考慮して弾塑性解析を行った．

が出ない構造とした．

応力条件については，本来，亀裂が導入されていない試験片に応力拡大係数（K 値）の概念は適用で

表２
試験片
ID

TT690 合金冷間加工材の機械特性

冷 間
加工度
（%）
０

10

Lot A
（GKT）
20

30
０
10

Lot B
（GT）

15
20
30
50

きないが，亀裂進展試験との対比や CT 試験片の応温度 降伏応力 引張強度 伸び（℃） （MPa） （MPa） （%）

力状態として理解しやすい概念であることから，本研究では便宜上，亀裂が導入された場合に生じる K

RT

249

615

53.4

値を応力の指標として用いた．標準的な荷重条件と

320

204

515

44

して用いた K=30MPa √ m 相当の応力を付与した場

RT

479.5

686.5

36.5

合のミーゼスの相当応力コンター図を図２
（a）に，

320

463.5

576.5

31

亀裂開口方向の応力にあたる主応力方向の応力値を

360

406.5

572

36.5

図２
（b）にそれぞれ示す．ミーゼス応力については

450

390

538.5

35.5

ノッチ底部が最大応力部となっているが，亀裂開口

RT

715.5

790

18

方向の応力については材料内部に最大部が存在する

270

618

665.5

14.3

ことがわかる．K=80MPa √ m 相当の高応力を付与

290

559.5

625.5

18

した状況の応力コンター図からは，K=30MPa √ m

320

620

660

15

相当と比べて応力の絶対値が増加すると共に，応力

340

578.5

632

17

の影響領域が拡大している．また，図２（d）の主応

360

546

612.5

20

RT

780.5

848.5

14

320

704.5

741.5

10

360

700.5

733

10

RT

263

622

50.9

RT

510

696

39

320

427

580

43.4

応力についてはノッチ底部が最大応力部となり，

RT

614

741

32.2

K=30~80MPa √ m で，548~612MPa の 最 大 値 を 持

320

513

619

32.2

つことがわかる．材料の耐力は 546MPa であること

RT

696

791

15

から，
耐力を超える応力が付与されている．図３
（b）

320

594

652

24.7

に示した主応力方向では，K=30MPa √ m 相当の条

RT

836

900

14.2

件でノッチ底からの距離 0.3‑0.4mm にあるピーク

320

719

755

10.2

が，K=80MPa √ m 相当の条件では 1mm 程度の位

RT

941

1041

6.3

置に変化した．材料の歪み状態を評価したノッチ底

力方向については，高 K 値側ほどピーク位置が材料内部側に移動することが確認された．
同種の応力計算を K=30, 80MPa √ m 相当について実施し，亀裂進展方向への長さを横軸としてミーゼス応力を整理した結果を図３に示す．ミーゼス

からの距離との関係を図４に示す．K=80MPa √ m相当の条件ではノッチ底近傍で最大 7% 程度の歪みと評価された．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑6

121

1400

700

R ᗏ㒊

R ᗏ㒊

R ᗏ㒊ࡼࡾ 0.5mm

R ᗏ㒊ࡼࡾ 0.5mm

R ᗏ㒊ࡼࡾ 1.0mm

R ᗏ㒊ࡼࡾ 1.0mm

R ᗏ㒊ࡼࡾ 2.0mm

R ᗏ㒊ࡼࡾ 2.0mm(a) K=30MPaҀm ࣑࣮ࢮࢫ┦ᙜᛂຊ   (b) K=30MPaҀm ୺ᛂຊ᪉ྥࡢᛂຊ

1400

700

R ᗏ㒊

R ᗏ㒊

R ᗏ㒊ࡼࡾ 0.5mm

R ᗏ㒊ࡼࡾ 0.5mm

R ᗏ㒊ࡼࡾ 1.0mm

R ᗏ㒊ࡼࡾ 1.0mm

R ᗏ㒊ࡼࡾ 2.0mm

R ᗏ㒊ࡼࡾ 2.0mm(c) K=80MPaҀm ࣑࣮ࢮࢫ┦ᙜᛂຊ    (d) K=80MPaҀm ୺ᛂຊ᪉ྥࡢᛂຊ
図２

応力コンター図（TT690 合金（20%CW）360℃条件）

1600

K=80.0[MPa¥m]
K=30.0[MPa¥m]

600୺ᛂຊ᪉ྥࡢᛂຊ
(MPa)
主応力方向の応力（MPa）

࣑࣮ࢮࢫࡢ┦ᙜᛂຊ(MPa)
ミーゼスの相当応力（MPa）

700

500
400
300
200
100
0
0

0.5

1

1.5

2

K=80.0[MPa¥m]

1400

K=30.0[MPa¥m]

1200
1000
800
600
400
200
0
0

0.5

1

1.5

ࣀࢵࢳᗏ㒊࠿ࡽࡢ㊥㞳(mm)
ノッチ底部からの距離（mm）

ノッチ底部からの距離（mm）
ࣀࢵࢳᗏ㒊࠿ࡽࡢ㊥㞳(mm)（a）ミーゼス相当応力（b）主応力方向の応力

図３TT690 合金（20%CW），360℃条件における応力計算結果

2

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑6

122

0.07

試験条件の一覧を表３に示す．最も長期間実施し࣑࣮ࢮࢫࡢ┦ᙜረᛶࡦࡎࡳ

K=80.0[MPa¥m]
0.06

た試験片は 320℃の 50%CW 材（GT69C50L）であり，

K=30.0[MPa¥m]

既に 50,988 時間に到達している．また，高温側とな

0.05

る 360 ℃ で は 20%CW 材（GT69C20-8） が 45,517 時
間経過している．

0.04

また，標準的な応力条件では非常に長時間の試験0.03が必要となるため，一般的な SCC 進展試験では許0.02

容されない小規模降伏条件，平面ひずみ条件を大きく逸脱する過大な荷重条件下でも試験を実施し0.01

た．当該試験片については，冷間加工度 20，30％0の材料に対し亀裂を想定した場合の目標 K 値を約
0

0.5

1

70MPa √ m 相当と約 80MPa √ m 相当の２種類としࣀࢵࢳᗏ㒊࠿ࡽࡢ㊥㞳(mm)図４た．試験後は走査電子顕微鏡（scanning electron
microscope, SEM）により，ブラントノッチ底部のTT690 合金（20%CW），360℃条件におけるミーゼス相当塑性ひずみ

SCC 発生状況を観察した．観察は主に 200 倍以上の倍率を用い，微小な SCC 発生の有無について評価

2.3 長時間 SCC 発生試験

した．

2.4 キャビティ生成型加速試験

試験水は標準的な PWR1 次系模擬水とし，溶存水素を添加したほう酸，
水酸化リチウム水（500ppm
B + 2ppm Li + 30cc-STP/kg・H2O）を用いた．試

450℃の高温大気中で粒界にキャビティを生成さ

験温度は加速条件となる 360℃，340℃と原子炉圧せるキャビティ生成処理については，K=40MPa √力容器の出口相当の 320℃を選定し，液循環型の腐

m 相当の応力条件を用いた．キャビティ生成処理

食試験装置により試験中の水質条件が一定となるよ

後のノッチ底の SEM による観察状況を図５に示す．

う管理した．標準的な試験は K 値 30MPa √ m 相当

220 時間のキャビティ生成処理を施した試験片ではとなる条件の荷重を付与し，試験中に変動荷重を付

ノッチ底部において亀裂発生は認められず，575 時

与しない定荷重試験とした．ただし，設備点検の必間ではごく一部に小さな粒界の開口が生じた状態と要性から長時間試験については約 5,000 時間毎に応なり，1200 時間では明瞭な粒界亀裂が観察された．

力を下げて試験を中断し，亀裂の状態を観察した後キャビティ生成処理後に板厚の 3mm 部位を切断に試験を再開した．

し断面を観察した結果を図６に示す．220 時間の試表３

試験片 ID
GT69C20-8
GT69C20-6 表面（Cr メッキ）
GT69C50L

溶製種別
Lot B
（GT）

H2015GKT69C30BN01TL
H2015GKT69C10BN03TL
HGKT69C30-52
HGKT69C20-52-1
HGKT69C20-52-2
HGKT69C30-53-1
HGKT69C30-53-2

冷間加工度
（%）
20
50
30

H2015GKT69C30BN02TL
H2015GKT69C30BN03TL

TT690 合金の長期 SCC 試験の一覧
温度（℃）

目標 K 値
試験荷重（MPa √ m） （kN）
5.0

30

9.1

320

49,61450,98814,408

30
340

6.9

13,428
12.5

13,832
13,832

30
20

試験時間
（h）
45,517

360

10
Lot A
（GKT）

試験片板厚
（mm）

40
360

80
73
80
70

9.2
8.6
8.4

6524
5.69

8,369

6.51

8,369

5.69

5,276

6.5

5,276

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑6

0.18

r&$LU. 03D෭P

0.16

ኚ఩ (mm)(mm)
Displacement

123

0.14
0.12
0.1
0.08
0.06
0.04
0.02
0
0

500

220h

575h

1000

1500

᫬㛫(h)
Time
(h)

1200h

20m

200m

200m

(a) 220h ヨ㦂ᚋ
図５

200m

(b) 575h ヨ㦂ᚋ    (c) 1200h ヨ㦂ᚋキャビティ生成試験片ノッチ底部の SEM 像（450℃ 大気中，20％ CW 材，K=40MPa √ m 相当）

験片では断面に亀裂は認められなかったが，一部のし，粒界でも 0.3ȝm 程度の比較的大きなキャビティ

粒界には 0.15ȝm 程度の微小なキャビティが生じてが確認された．図７に断面観察で確認された亀裂長いることが確認された．一方，575 時間の試験片にさとキャビティ生成処理時間の関係を示す．450℃

ついては，深さ約 1.5mm の亀裂が材料内部で成長の高温大気中では 200 時間程度で亀裂が材料内部で
wP

100ȝm

ኊዀኰኣኀ
wP

(a)220h ヨ㦂ᚋ
図６

ኊዀኰኣኀ
wP

           (b)575h ヨ㦂ᚋ  

キャビティ生成試験片断面の SEM 像（450℃ 大気中，20％ CW 材，K=40MPa √ m 相当）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑6124ℏ孑栆ሸ᧤PP᧥

表４にキャビティ生成試験とその後の PWR 環境
中試験の条件一覧を示す．SCC 発生試験に関して

K



は，大気中での荷重条件と同じ K 値が 40MPa √ m相当となる条件を選定し，4,128 〜 6,333 時間の試験を実施した．試験水は長期 SCC 発生試験と同様

Kの PWR1 次系模擬環境水とし，試験温度は 360℃と320℃とした．


K




3. 結果






峵沢㣑栢᧤ᨤ᧥
図７ キャビティ生成加速試験片に観察された断面における亀裂長さと試験時間の関係（450℃ 大気中，20％ CW 材，K=40MPa √ m 相当）

3.1 試験後の外観観察
試験後の外観観察結果の一例を図８に示す．長期間 SCC 発生試験，高応力 SCC 発生試験，キャビ
ティ生成処理後の SCC 発生試験のうち，比較的厳しいと想定された条件の試験片についての代表例を生じると推論される．そこで，PWR1 次系模擬環境示しているが，いずれの試験片も褐色を呈している中での試験に先立ち実施したキャビティ生成処理

ものの目視でわかる変形や SCC 発生は認められなは，200 時間を目安とした．また，既に亀裂が導入かった．

された状況での発生域における亀裂成長を観察するために，575 時間および 265 時間のキャビティ生成
処理試験片についても SCC 発生試験に供した．
表４

高温大気中キャビティ生成試験およびその後の PWR 環境中試験の条件
大気中

試験片 ID（Lot B，GKT）

温度（℃）

目標 K 値（MPa √ m）

H2016GKT69C20BN01TL

試験時間
（h）

温度
（℃）

目標 K 値（MPa √ m）

575

H2016GKT69C20BN03TL
HGKT69C20-54

PWR 環境中試験

6,333

220
450

40

360

265

HGKT69C20-55

200

HGKT69C20-56

200

6,333
40

（b）高応力 SCC 発生試験
（690 合金（20%CW），
HGKT69C20-52-1
360℃ 8,369h
目標 K 値：80MPa √ m）
図８

4,138
4,138

320

※応力拡大係数は亀裂が存在した場合の値（a）長時間 SCC 発生試験
（690 合金（20%CW），
GT69C20-8，360℃×45,517h,
目標 K 値：30MPa √ m）

試験時間
（h）

（c）キャビティ生成処理後のSCC 発生試験（690 合金（20%CW），
H2016GKT69C20BN01TL
450℃× 575h → 360℃× 6,333h
目標 K：40MPa √ m）

SCC 発生試験後の外観観察

4,169

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑6

125

QP
ྠࡌ㡿ᇦࡢ 40,635h
ヨ㦂᫬Ⅼ࡟࠾ࡅࡿ≧ἣ˩P(b)SCC ࡢ᰾࡜⪃࠼
ࡽࢀࡓ㡿ᇦ

QP
(c)SCC ࡢ᰾ࡢᣑ኱ീ࠾ࡼࡧヨ㦂᫬㛫(45,517h)ࡢẚ㍑

PP(a) ࣈ ࣛ ࣥ ࢺ ࣀ ࢵ ࢳ඲ᇦࠊᮒⰍࡣ SCC ࡢ᰾ࡀㄆࡵࡽࢀࡓ㡿ᇦ

ᅗ9㛗ᮇ SCC Ⓨ⏕ヨ㦂ᚋࡢࣈࣛࣥࢺࣀࢵࢳᗏ㒊࡟⏕ࡌ

図９ ࡓḞ㝗ࡢ
長期 SCC 発生試験後のブラントノッチ底部に生じた欠陥の
SEM 像
SEM ീ㸦TT690 ྜ㔠(20%CW)㸦GT69C20-8㸧
（TT690合金（20%CW）（GT69C20-8）
360℃×45,517h，一部40,635h 時点のデータ）

3.2 長期 SCC 発生試験

図 11 に長期 SCC 発生試験のブラントノッチ底部
における詳細観察結果の一覧を示す．いずれの試験

TT690 合 金（20%CW：GT69C20-8：Lot B） の，片も SEM により 200 倍以上の倍率でブラントノッ

ブラントノッチ底部における長期 SCC 発生試験後

チ底部全域を観察し，今後 SCC を発生させる可能の SEM 観察結果を図９に示す．360℃の PWR1 次

性がある領域を記録した．図 11 中（a）〜（c）は 320℃

系模擬環境下における試験を 40,635 時間実施したの温度条件で実施した結果で，そのうち（b）は高結果，最大で 20ȝm 程度の粒界と考えられる領域で

い SCC 感受性が期待される 50% の強冷間加工材を

SCC の核形成が認められた．なお，本報告では開面形態を SCC の核と呼び，明瞭に開口したものを開口亀裂と表現した．その後 4,882 時間試験を継続
し，再度 45,517 時間経過時に試験片を腐食試験装置
から取出して比較したが，図９に示すとおり SEM
写真上では明確な差異は認められなかった．そこ
で，精緻な変化の有無を評価するために，画像の特徴的な領域の位置情報を 100 点取得し，主応力方向への開口幅の詳細評価を実施した．図 10 に示した
位置情報の評価により，粒界をまたぐ 2500 個（左< ᪉ྥࡢ௵ពࡢ㒊఩࠿ࡽࡢ㊥㞳 QP

口が明瞭でなく，複数の粒界に及ばない亀裂状の表側結晶粒内 50 点×右側結晶粒内 50 点）の距離の差を評価した結果，40,635 時間から 45,517 時間の間に29nm の開口が生じていることが確認された．粒界と考えられる領域の開口は停止しておらず，SCC発生挙動が進行していることが明らかとなった．

QP ࡢ㛤ཱྀ㸭K

K
K; ᪉ྥࡢ௵ពࡢ㒊఩࠿ࡽࡢ㊥㞳 QP
図 10

長期 SCC 発生試験片（図９観察領域）の SCC の核を含む領域について 40,635 時間から 45,517 時間の変化を確認した例（位置が特定できる腐食生成物のエッジ（位置情報）を座標データとして取得（赤：45,517h，黒 40,635h））

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑6

126

wP

wP(a) GT69C20-6 (⾲㠃 Cr 䝯䝑䜻)20%CW, 320°C×49,614h, K=30 MPa¥mwP

wP

wP(b) GT69C50L
50䠂CW,320°C×50,988h, K=30 MPa¥mwP

wP(c) H2015GKT69C30BN01TL
30%CW, 320°C×14,408h, K=30 MPa¥mwP(d) H2015GKT69C30BN02TL
30%CW, 340°C×13,428 h, K=30 MPa¥mwP

wP

wP(e) H2015GKT69C10BN03TL
10%CW, 360°C×13,832h, K=30 MPa¥mwP(f) H2015GKT69C30BN03TL
30%CW, 360°C×13,832h, K=30 MPa¥mᅗ 11 TT690 ྜ㔠ᙉຍᕤᮦࡢ PWR1 ḟ⣔ᶍᨃ⎔ቃୗ࡟࠾ࡅࡿ SCC Ⓨ⏕ヨ㦂ᚋࡢࣈࣛࣥࢺࣀ
wPwPࢵࢳᗏ㒊࡟࠾ࡅࡿ SEM ほᐹ⤖ᯝ図 11(g) HGKT69C30-52
30%CW, 360°C×6,524h, K=40 MPa¥m

５万時間荷重付与した試験片である．観察の結果，

TT690 合金強加工材の PWR1 次系模擬環境下における SCC 発生試験後のブラントノッチ底部における SEM 観察結果

3.3 高応力条件下での SCC 発生試験

320℃で実施した試験片に明瞭な開口領域は認められず，図９に示した 360℃での試験片で観察されたような SCC の核形成は確認できなかった．

高応力条件下で SCC 発生試験を実施した試験片のノッチ底部における SEM 観察結果を図 12 に示

図 11 中（d）~（g）については，SCC の核形成が認す． 図 12（a）は 20%CW 材（HGKT69C20-52-1，Lot

められた図９と異なる Lot A の材料で検討した結果

A）の 8,369 時間，高 K 値（K=80MPa √ m）の観察である．現時点では試験時間が最長でも 14,408 時間

結果である．試験片は3,487時間経過時点で既にノッと比較的短く，十分に長い時間の試験ができておらチ底部にすべりによる変形と段差を伴った傷状のず，SCC の核形成と判断される表面状態は観察さ形態が認められ，その後試験を 8,369 時間まで継続れなかった．

すると，SCC の核と判断される状況まで成長した．
同試験片では，ノッチ底部の 22 カ所で類似の SCC

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑6

 wP

127

wP

 wP

3,487h ⤊஢᫬ wP

3,487h ⤊஢᫬

wP

 wP

8,369h ⤊஢᫬

8,369h ⤊஢᫬(a) TT690 ྜ㔠(20%CW), K=80 MPa¥m,
360°C×8,369h㸦HGKT69C20-52-1㸧

(b) TT690 ྜ㔠(20%CW), K=73 MPa¥m,
360°C×8,369h( HGKT69C20-52-2)

wP

 wP

(c) TT690 ྜ㔠(30%CW), K=80 MPa¥m,
360°C×5,276 h (HGKT69C30-53-2)

図 12

wP

 wP

wP

wP

(d) TT690 ྜ㔠(30%CW), K=70 MPa¥m,
360°C×5,276h (HGKT69C30-53-2)

高応力条件下での SCC 発生試験後のノッチ底部における SEM 観察結果の核が観察された．図 12（b）に示した K=73MPa √3.4 キャビティ生成型加速試験

m 相 当 の 試 験 片（20%CW 材，HGKT69C20-52-2）
でもすべりによって生じたと考えられる段差状の575 時 間 の キ ャ ビ テ ィ 生 成 処 理（ 大 気 中SCC の核が多数認められている．ただし，いずれ

450 ℃） を 施 し た 試 験 片（20%CW 材 , H2016GKTも明瞭な開口には至っておらず，類似箇所の数も69C20BN01TL）のブラントノッチ底部の観察結果

12 カ所と K=80MPa √ m 相当の試験片と比べるとを図 13 に示す．本試験片はキャビティ生成処理後，少なかった．

内部に深さ 1.5mm 程度の亀裂が生じており，SCC

30%CW 材（HGKT69C30-53-1，HGKT69C30-

発生試験前からノッチ底部の表面に大きな段差が53-2）については，試験時間が若干短く 5,276 時間

形成されていた．表面の段差は 360℃，2,269 時間のだが，開口を伺わせる微小な SCC の核形成が粒界

PWR 環境中における SCC 発生試験中に開口亀裂にと考えられる領域で観察された（図 12
（d）
）
．SCC

成長し，その後時間と共にその開口幅が拡大していの核は，K=80MPa √ m 相当の試験片では 22 カ所，ることが確認された．ただし，6,333 時間実施した

K=70MPa √ m の領域では 18 カ所あり，20%CW 材

本試験片でも図 13 に示した長さ 80ȝm 程度の亀裂にと大きな差は認められなかった．現時点では，いず留まり，板厚方向に連続した SCC の発生には至っ

れの試験片も単一粒界での段差または開口に留まていない．これらの状況から，比較的大きな内部亀り，複数の粒界にまたがった明瞭な SCC 発生は確裂が存在した状況でも，材料表面における発生段階

認されなかった．

の SCC の成長には６千時間以上の長時間を要する
ことがわかった．
220 時間のキャビティ生成処理を行った試験片ྥINSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑6

128

ྥ

ᛂຊ᪉ྥ

ᛂຊ᪉ྥ

10ȝm

10ȝm

ᣑ኱

ᣑ኱

2ȝm

(a)450°C×575h ኱Ẽ୰ヨ㦂ᚋ

図 13

10ȝm
ᣑ኱

2ȝm

(b)኱Ẽ୰ヨ㦂+ PWR1 ḟ⣔ᶍᨃỈ 360°C2,269h SCC ヨ㦂2ȝm(c)኱Ẽ୰ヨ㦂+ PWR1 ḟ⣔ᶍᨃỈ
360°C6,333h SCC ヨ㦂ᚋTT690 合金（20%CW）キャビティ生成処理後（450℃× 575h）の PWR1 次系模擬環境下での亀裂発生試験結果（H2016GKT69C20BN01TL）（H2016GKT69C20BN03TL）の SCC 発生試験のノッ
チ底部の観察状況を図 14 に示す．キャビティ生成
処理後の SEM 観察により亀裂の発生は確認されなかったが，PWR1 次系模擬水中での試験後に開口亀
5ȝm

50ȝm

裂の発生が確認された．当該亀裂は 2,269 時間の試
験終了時点で認められ，その後 6,333 時間まで継続

2,269h ⤊஢᫬Ⅼすることで粒界の開口が拡大した．同様に 265 時間（HGKT69C20-54）および 200 時間（HGKT69C20-55）のキャビティ生成処理を実施した後に，360℃で4,138 時間の SCC 発生試験を実施した結果でも，図

50ȝm

5ȝm

6,333h ⤊஢᫬Ⅼ

図 14

TT690合金（20%CW）
キャビティ生成処理後（450℃
× 220h）の PWR1 次系模擬環境下での亀裂発生試験結果（H2016GKT69C20BN03TL）2ȝm        (a) 450°C×265h ኱Ẽ୰ヨ㦂ᚋ
図 15

15，16 のとおり開口亀裂が複数の領域で生じ，キャ
ビティ生成処理が SCC 発生を促す効果を持つことが確認された．
200 時間のキャビティ生成処理の後，320℃で 4,138
時間 SCC 発生試験を実施した HGKT69C20-56 の結果を図 17 に示す．ノッチ底全域を観察したが開口

2ȝm(b)኱Ẽ୰ヨ㦂㸩360°C PWR1 ḟ⣔ᶍᨃỈ×4,138h)

TT690 合金（20%CW）キャビティ生成処理（450℃× 265h）＋ PWR1 次系模擬環境下（360℃× 4,138h）
での SCC 発生試験結果（HGKT69C20-54）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑6

129

2ȝm

図 16

TT690 合金（20%CW）キャビティ生成処理（450℃× 200h）＋ PWR1 次系模擬環境下（360℃× 4,138h）のブラントノッ
チ底部に認められた粒界の開口が疑われる領域の例（HGKT69C20-55）

2ȝm

2ȝm

（a）450℃× 200h 大気中試験後 （b）大気中試験 + PWR1 次系模擬水
320℃× 4,168h SCC 試験後
図 17

TT690 合金（20%CW）キャビティ生成処理（450℃× 200h）＋ PWR1 次系模擬環境下（320℃× 4,168h）での SCC
発生試験結果（HGKT69C20-56）

した粒界は認められず，試験前に僅かな段差が生じ

31%CW 材を用い耐力相当の 690~700MPa の応力をていた箇所においても，明瞭な変化は観察されな付与して 9220 時間の定荷重試験を実施した結果，かった．

深さ 15ȝm を超えるキャビティ生成を伴った粒界割れが生じた．ただし，複数の粒にまたがった連続し

4. 考察

た SCC の開口は報告されておらず，SCC 発生期の一部を確認した知見と考えられる．Zhai らの報告

4.1

SCC 発生感受性

は定荷重条件でも PWR1 次系模擬環境下で粒界割れが生じることを示す点について本研究結果と整合

表５に本研究により得られた SCC 発生に関するする．

知見を集約した結果を示す．TT690 合金は SCC 発

本研究では，K=30MPa √ m 相当の応力条件下で生感受性が極めて低いと考えられる材料であるが，20%CW 材について，320℃では５万時間程度の試

20%CW 材 を 用 い 360 ℃ の PWR1 次 系 模 擬 水 中 で

験で SCC の核形成すら生じさせないことが確認さ４万時間超の試験（K=30MPa √ m 相当）を実施しれ，更に 360℃の温度加速条件であっても，SCC 発

た時に微小な SCC の核が形成した．粒界に生じた生段階の開口は非常に遅いことを示す結果が得られ僅かな伱間を観察した結果では，40,635 〜 45,517 時

た．実機プラントでは主要な使用部位で 320℃程度

間の間に開口が継続したことから，高温高圧水中での温度条件が想定されるため，容易に SCC が生じ

SCC 発生段階の挙動が進行したと考えられる．現時ないと推察されるが，その供用期間中に TT690 合

点では伝播性の SCC まで成長しておらず，SCC 発

金が SCC を生じされる可能性に対しては，機構論

生期間の一部における挙動を確認したに過ぎない．

に基づいた定量的な評価が必要と考えられる．

しかし，20%CW の強冷間加工材が 360℃の PWR1
次系模擬水中で長時間定荷重条件の高応力にさらされた時に粒界が割れる可能性が示唆された．

4.2 ブラントノッチ CT 試験片のSCC 発生知見

同種の定荷重試験における SCC の核形成は，丸棒の引張試験片を用いて行われた Zhai ら（24） の検TT690 合金におけるブラントノッチ CT 試験片に討結果でも報告されている．360℃の温度条件で，よる PWR1 次系模擬環境下における SCC 発生試験

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑6130

表５試験片 ID
GT69C20-8

SCC 発生試験結果の一覧

目標 K 値
試験時間
冷間加工度
温度（℃）
（h）
（%）
（MPa √ m）
360

45,51749,614

割れ無し

H2015GKT69C30BN01TL

30

320

14,408

割れ無し

GT69C50L

50

50,988

割れ無し

H2015GKT69C30BN02TL

30

13,428

割れ無し

H2015GKT69C10BN03TL

10

13,832

割れ無し

13,832

割れ無し

H2015GKT69C30BN03TL
HGKT69C30-52
HGKT69C20-52-1
HGKT69C20-52-2

高応力 SCC
発生試験

HGKT69C30-53-1
HGKT69C30-53-2

30

340

30
20
30
360

H2016GKT69C20BN01TL
前処理：450℃× 575h

40

6524

割れ無し

80

8,369

8,369h で SCC の核形成

73

8,369

8,369h で SCC の核形成

80

5,276

5,276h で SCC の核形成

70

5,276

5,276h で SCC の核形成

6,333

粒界割れを含む試料
割れ発生域の伝播は遅い

6,333

2,269h で SCC の核形成

4,138

4,138h で SCC の核形成

4,138

4,138h で SCC の核形成

4,169

割れ無し

H2016GKT69C20BN03TL
前処理：450℃× 220h

キャビティ
生成処理後のSCC 発生試験

40,635h で SCC の核形成
その後 , 僅かな開口

20

GT69C20-6
長期 SCC
発生試験

試験結果

HGKT69C20-54
前処理：450℃× 265h

2040

HGKT69C20-55
前処理：450℃× 200h
HGKT69C20-56
前処理：450℃× 200hに つ い て は，Andresen ら（25），Brummer ら（26） お
（24）

320

るブラントノッチ型 CT 試験片を用い，27.5MPa √により行われた報告がある．いずれ

m で 500 時間保持後，200 時間かけて 44MPa √ m まも 360℃の条件で穏やかな変動応力を付与した試験で荷重を増加させ，その応力条件を 500 時間維持しであり，本研究と比べて短期間に SCC が発生する

た後，27.5MPa √ m に戻すサイクルを繰り返す試験

ことを報告している．

を実施している．当該条件では2,200時間程度でキャ

よび Zhai ら（25）に よ る 試 験 は，R=0.6mm ま でビティ生成を伴う粒界型の SCC 発生が確認されてのブラントノッチ型 CT 試験片を用いたもので，いる．Zhai ら（24）によって行われた 31% 冷間鍛造材

26%CW の 冷 間 圧 延 材 と 30%CW の 冷 間 鍛 造 材 にによる同種のブラントノッチ CT 試験でも 27.5MPa

よ り 実 施 さ れ た．26%CW 材 で は，27.5MPa √ m√ m から 36MPa √ m の荷重変動を複数回導入したで１〜２週間荷重を付与した後，６週間かけて試験で，約 10,400 時間経過後に SCC 発生を DCPD

44MPa √ m まで荷重を増加させ，更に 3,200 時間経

および SEM 観察により確認している．同試験片に過 時 点 で 44MPa √ m か ら 60MPa √ m に 荷 重 条 件

ついては試験中 5,352 時間経過時点で表面観察を実を変更し，合計約 7,000 時間経過した時点で明確な施した時に，既に微小な粒界割れが存在していた事

SCC 発生が生じている．また，30%CW 材に対してが報告されている．

Andresen らも 27.5MPa √ m から 44MPa √ m まで６週間かけて

これらの研究に共通する特徴は，30% 程度の冷間荷重を上げ，その後 44MPa √ m で保持し合計 5,700

加工材に耐力を超える変動応力条件を加え，１万時

時間試験を行い，明瞭な亀裂伝播を直流電位差法

間程度までの比較的短期間に SCC を生じさせてい（direct current potential drop, DCPD）の信号で確ることである．本研究では 20％ CW 材，360℃の条認している．

件下で，K=30MPa √ m 相当の定荷重条件のみを用（26）

Bruemmer らによる研究も 31％ CW 材におけいており，SCC の核形成が認められるまでに 40,635

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑6131

時間を要した．また，30%CW 材，360℃の条件下で，で，粒界への空孔供給が増加するとクリープ亀裂進

K=40MPa √ m の定荷重条件では，6,524 時間経過

展を助長すると考えられるため，同種の影響は他材

後でも SCC の核形成さえ認められなかった．更に，料のキャビティ生成型の SCC 発生に対しても効果

K=70MPa √ m および 80MPa √ m の塑性歪みを許を生じさせる可能性がある．本研究で用いた材料は容する高応力試験でも，20％ CW 材で 8,369 時間，厚板の圧延材であり粒径は 10~500ȝm の混粒となっ30%CW 材で 5,276 時間の試験を実施したが，いずている．一方で，蒸気発生器細管などの薄肉部材とれも微小な開口に留まり，連続した SCC への成長して用いられる材料では，粒径が 20ȝm 程度の小さは確認されなかった．これらの状況から，変動応な材料が用いられる．そのため，SCC 発生の定量

力は SCC 発生を強く促す要因であると考えられる．

評価に際しては使用部位に対応した粒径効果についそのため，実験室における SCC 試験の結果を実機ても考慮することが重要と考えられる．

保全の参考として用いる場合は，SCC 試験及び実機の両条件において変動応力の有無を考慮する必要

4.4 SCC 発生の温度依存性がある．
本研究を含め，これまでに報告されてきた SCC

4.3 キャビティ生成型 SCC 発生

発生に関する知見は 360℃での結果である．320℃
では，50%CW 材で５万時間の試験（K=30MPa √ m）

PWR1 次系模擬環境下におけるキャビティ生成型と，キャビティ生成処理試験片による SCC 発生試の SCC 発生は，Arioka ら（13） によって提唱されて

験（K=40MPa √ m）を 4,169 時間実施したが，SCCきたもので，冷間加工による空孔の導入，空孔の粒の核形成は認められていない．これらは限られた界への拡散，空孔の粒界拡散によるキャビティ生成

データ点数ではあるものの，320℃における SCC 発

を経て，粒界結合力の低下が生じると考えられる．

生が 360℃と比べて生じ難く，正の温度依存性があ

これらの機構は材料内部における拡散が支配因子とることを示唆している．

なるため，高温で長時間かけて生じる現象であるが，SCC 進展の活性化エネルギーは様々な値が報告

環境中や腐食により発生した水素が加速因子としてされており，平均的には 110~130kJ/mol 程度の知関与することも想定される．

見が多く報告されている．ただし，高温側で抑制さ本研究では SCC 発生に対するキャビティの寄与れることを示すデータも存在し，厳密な温度依存を確認するために，450℃の高温ガス中でキャビ性に対するコンセンサスは得られていない（28）〜（34）．

ティ生成処理を施した試験片を用い SCC 発生試験

仮に破壊がキャビティ生成を律速反応とするのであを実施した．
キャビティ生成処理を施した試験片は，

れば，SCC 発生も高温で生じるクリープ破壊と類2,269 時間の PWR1 次系模擬環境下における SCC 発

似の温度依存性を示すと想定される．高温で生じる

生試験で粒界部に開口を生じたが，同一条件でキャクリープ破壊はアレニウス型の温度依存性を示すこ

ビティ生成処理を施していない試験片では 6,524 時とが知られており，その活性化エネルギーは材料の間経過しても SCC の核形成は認められなかった．

格子拡散と対応することがわかっている（35）．オー

これらの差は，予め粒界に導入されたキャビティがステナイト合金である 316 ステンレス鋼中のニッケ

SCC の発生を促した結果と考えられ，キャビティ

ルの格子拡散については，溶体化材で 251kJ/mol 程

生成型の SCC 機構を支持する知見と理解できる．

度，冷間加工材で 117kJ/mol 程度の活性化エネル

キャビティ生成型の機構で SCC が発生する場合，ギーが報告されている（36）．

材料因子としては結晶粒径が影響する．小粒径が割SCC 発生プロセスが SCC の進展や格子拡散と同れを加速する機構はクリープ破壊では一般的に知ら等の活性化エネルギーであると仮定すると，SCCれた現象で，690 合金と同様に鉄・クロム・ニッケの核形成が 360℃で約 4 万時間で確認されたことか

ルを主成分とする 800 合金の粒径効果に対しては，

ら，320℃では 4 〜 25 倍の時間で生じる可能性が考

Arioka ら（27） による報告例がある．20ȝm 程度の小えられる．本状況から，320℃相当における SCC 発

粒径材における高温ガス中のクリープ亀裂進展速度

生期間を試験により直接見積もることは容易でないが測定され，100ȝm 程度の大粒径材と比べて５倍ことがわかる．そのため，実機を想定した条件での程度速いことが確認されている．小粒径となること

SCC 発生寿命を評価するには，材料の粒径や応力132

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑6の状況，水素や腐食の影響など様々な要因を機構論

謝辞的に評価することが重要となる．
本研究を遂行するにあたり，各種実験準備や腐食

5. まとめ試験等の実施にあたっては，（株）原子力安全シス
テム研究所 材料グループ 村上公治氏，黒崎登氏

TT690 合金強加工材の SCC 発生挙動を評価するために，ブラントノッチ CT 試験片を用い PWR1 次の多大な協力があった．この場を借りて謝意を表し
ます．

系模擬環境下で３種類の SCC 発生試験を行い以下の結論を得た．

参考文献･ 20%CW 材を用い，360℃，K=30MPa √ m 相当の
定荷重応力条件下で SCC 発生試験を実施した結（1） M . B . T o l o c z k o , M . J . O l s z t a a n d S . M .

果，４万時間程度で微小な SCC の核形成が認め

Bruemmer, “One Dimensional Cold Rolling

られ，更に 4.5 万時間経過時には僅かに開口が進

Effects on Stress Corrosion Crack Growth

んでいることが確認された．SCC の核は長さ 20ȝm 程度のサイズに留まり，極めて初期の SCC 発

in Alloy 690 Tubing and Plate Materials,”

生期の挙動を確認したものと考えられる．

on Environmental Degradation of Materials･ 360℃の PWR1 次系模擬水中で，材料の変形を許Proc. of the 15th International Conferencein Nuclear Power Systems-Water Reactors

容する過大な荷重を付与し，K 値が 70MPa √ m

pp. 91‑107. Springer, Cham,（2011）．

および 80MPa √ m 相当の条件で SCC 発生試験を（2） M.B. Toloczko, S.M. Bruemmer, “Crack

実施した結果，20%CW 材は 8,369 時間，30%CW

Growth Response of Alloy 690 in Simulated

材では 5,276 時間の時点で SCC の核形成が確認さ

PWR Primary Water,” Pacific Northwest

れた．これにより，塑性歪みを伴う高応力条件でNational Lab（No. PNNL-SA-72539）,

は SCC 発生挙動が加速されることが分かった．

Richland, WA（United States）.（2009）．

･ 450℃の高温ガス中で約200時間かけてキャビティ（3） P . L . A n d r e s e n , M . M . M o r r a , a n d K .

生 成 処 理 を 施 し た 後 に，360 ℃ の PWR1 次 系 模

Ahluwalia, “SCC of Alloy 690 and Its Weld

擬環境で SCC 発生試験を実施した結果，2,269 時

Metals,” Proc. of the 15th International

間で開口亀裂の発生が認められた．検討結果は，Conference on Environmental Degradation

SCC 発生に対してキャビティ生成型の機構を支持

of Materials in Nuclear Power Systems-

するものと理解される．

Water Reactors, pp. 161‑178, Springer,･ 320℃で 20％ CW 材と 50%CW 材について約５万

Cham.,（2011）．

時間の SCC 発生試験を実施したが，SCC の核形（4） D.R. Tice, S.L. Medway, N. Platts, and J.W.

成は認められなかった．また，キャビティ生成処

Stairmand, “Crack Growth Testing on

理を施した試験片でも，320℃では SCC 発生は確

Cold Worked Alloy 690 in Primary Water

認されなかった．よって，
320℃〜 360℃において，

Environment,” Proc. of the 15th International

SCC 発生に対して正の温度依存性があると考えら

Conference on Environmental Degradation

れる．

of Materials in Nuclear Power SystemsWater Reactors, pp. 71‑89, Springer, Cham.
（2011）．
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INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑6

133

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134

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135

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑7

136

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−
SCC Growth Behavior of Welds and Cast of Stainless Steelsin Oxygenated High-Temperature Water‑ Inﬂuence of Water Chemistry and Test Temperature ‑山田

卓陽（Takuyo Yamada）＊1

岡本

マキエ（Makie Okamoto）＊1

寺地
有岡

巧（Takumi Terachi）＊1
孝司（Koji Arioka）＊1

要約
加圧水型原子力発電所（PWR）の１次冷却材環境下では，通常，水素添加により腐食
電位が十分に下げられた環境となっているが，限定的ではあるものの腐食電位が高くなる可能性がある部位が存在する．この PWR の１次冷却材環境下で高腐食電位を想定した SCC リスク評価をする場合，水質（ホウ酸とリチウムを含む）の影響も考慮に入れる必要がある．そこで本報告
では，酸素を含む PWR の１次冷却材環境下におけるステンレス鋼溶接金属とステンレス鋳鋼のSCC 進展挙動を，水質の影響に着目し，特に第１隔離弁の外側の安全注入系の水質を代表例として 2900ppmB のホウ素を含む水質条件（2900B（DO）水質）での SCC 挙動を調べた．この結果を既報告の１次冷却材の標準条件である 500ppmB ＋ 2Li の水質条件（標準（DO）水質）の結果と比較検討し，水質の影響について調べた．また，温度依存性についても併せて検討した．
その結果，316L と 308L 溶接金属では，320℃の 8ppm の酸素を含む高腐食電位環境下で，2900B（DO）水質で標準（DO）水質よりも SCC 進展速度が速い傾向が得られ，水質により SCC 挙動が変化する可能性が示唆された．290℃の 2900B（DO）水質の SCC 進展速度は，320℃の同一条件
よりも SCC 進展速度が遅くなり，この温度範囲では温度の低下により SCC は抑制される傾向が確認された．
キーワード

ステンレス鋼溶接金属，高温水中応力腐食割れ（SCC），SCC 進展速度，腐食電位，
加圧水型原子力発電所

Abstract
The pressurized water reactor（PWR）primary water is normally controlled at a low
corrosion potential by hydrogen injection into the water. But primary water with a high corrosion
potential exists outside the pressure boundary, because there are lines ﬁlled with aerated water.
To evaluate the stress corrosion cracking（SCC）
risk in such high corrosion potential conditions in
PWR plants, water chemistry should also be considered because the B and Li concentrations in
the water depend on its location in the plants. In this study, the SCC growth behaviors of welds
and cast stainless steels were investigated in oxygenated high-temperature water using 2900B
water as an example in the safety injection system line water. The temperature dependence
on SCC was also investigated at 320℃ and 290℃. Then the inﬂuences of water chemistry on
SCC of the materials were evaluated by comparing the presented SCC growth behavior in thestandard（500ppm B + 2ppm Li）
PWR primary water.
As a result, SCC growth rates of 316L and 308L welds in 2900B water were increased comparedto the rate in standard water at 320℃. This suggested that the SCC growth behavior might beaﬀected by water chemistry factors such as B and Li concentrations. The SCC growth rates ofthe materials at 290℃ were decreased compared to their rates at 320℃. This suggested that the
SCC of the materials in 2900B water was suppressed by decreasing the temperature to 290℃
from 320℃.
Keywords

stainless steel weld metals, stress corrosion cracking（SCC）in high-temperature water,
SCC growth rate, corrosion potential, pressurized water reactor＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑7

1. はじめに137

水質の影響を系統的に検討した報告例は見当たらない．そこで本研究では，PWR でのステンレス鋼

高温水中でのステンレス鋼溶接金属部の SCC 事

溶接金属部及びステンレス鋳鋼の酸素を含む高腐食例として，沸騰水型原子力発電所（boiling water

電位条件の SCC 進展挙動に及ぼす水質と温度の影

reactor, BWR）の再循環配管で，溶接部近傍で強響について検討した．

い加工を受けたステンレス鋼母材部で発生した応力

なお水質条件については，プラントや部位によっ

腐食割れ（stress corrosion cracking, SCC）が溶接て異なるが，本研究では第１隔離弁の外側（１次冷

（1）

．そ

却材バウンダリーの外側）の B 濃度，2900ppmB での後，ステンレス鋼溶接金属部の SCC 進展挙動に

Li の添加はない水質（以降 2900B（DO）水質と呼ぶ）

関する研究では，BWR の通常水質（Normal waterを選定した．

金属部に達している事例が報告されている

chemistry, NWC）のような酸素を含む 288℃の高また温度については，前述のようにキャビティフ

（2）
〜
（9）

．

ローにより高温の１次冷却材が第１隔離弁近傍まで

加圧水型原子力発電所（pressurized water reactor,

到達し，隔離弁の温度が上昇し，熱伝導により隔離PWR）においても，初期のプラントではキャノピー

弁下流で温度が上昇する場合を想定した．同部位のシール溶接部での粒界型応力腐食割れ（IGSCC）

温度は，熱伝達によるプロセスがあるため主配管の温純水中で有意な SCC 進展が報告されている（10）や，安全注入系第１隔離弁近傍での SCC

温度よりも低いこと，またプラントや部位により事例（11）など，配管閉塞部などの酸素滞留部で高腐様々であることが想定される．そこで本研究では，

食電位環境に曝される可能性がある部位が存在し，まず高温側の温度条件として接続主配管であるホッ

その高腐食電位が影響したと思われるステンレス鋼

トレグとコールドレグの 320℃と 290℃を選定した．

事例

（12）〜
（14）

．最近のプラ

材料については，ステンレス鋼溶接金属の 316L

ントでは，そのような酸素滞留部を避ける設計変更と 308L と 15% のフェライト相を含む遠心鋳造製のがなされている．しかし，第１隔離弁の外側を想定

SCS14A を選定した．前者は，ステンレス鋼配管のした場合では，例えば安全注入系には高濃度のホウ接合に用いられる材料で，後者はケーシングなどの酸水で且つ大気開放系の水が満たされており，酸素

材料として使用される．両者は，共にオーステナイを含む高腐食電位を想定する必要がある可能性があト相地にフェライト相を含み，金属組織の観点で類る．配管の閉塞部や第１隔離弁の外側では，主管の似性がある．

の SCC 事例が報告されている温度に比べて低い温度が想定されるが，主配管の流得られた結果は，既報告（17） の PWR の１次冷却れによりキャビティフローが発生した場合には，温材の標準的な水質である 500ppmB と 2ppmLi を含度が上昇するケースが考えられる．

む水質（以降，標準（DO）水質と呼ぶ）のデータ

このようなホウ素（以降 B と記す）及びリチウム（以降 Li と記す）などの濃度が異なる水質の影と比較し，水質の影響を検討した結果を，既報（18）のデータも含め報告する．

響を，鋭敏化ステンレス鋼について，酸素を含む高,（16）,では，200℃以上
温水中で検討した報告例（12）（15）

2. 実験方法の高温条件で，B 及び Li 添加（B：０〜 1800ppm，
Li：０〜 2ppm）の影響は殆ど認められず，200℃

2.1 供試材

以上の高温条件では PWR と BWR の酸素滞留域での IGSCC 感受性に差は無いことが報告されている．

ステンレス鋼溶接金属は，市販の 316L および

また，200℃以下の低温条件では，燃料サイクル初

308L 組 成 の 溶 接 棒 を 用 い， そ れ ぞ れ SUS316 と期を模擬した B 濃度 1500ppmB 環境中では IGSCC

SUS304 ステンレス鋼に V 開先を施し，初層部を感受性は抑制される傾向も報告されている．これ

TIG（tungsten inert gas, TIG）
，中間部を被覆アーらの結果は，鋭敏化ステンレス鋼に対するもので，ク溶接（shielded metal arc welding, SMAW）によステンレス鋼溶接金属やステンレス鋳鋼の SCC にる多層盛りで製作したものとした．表１に溶接棒の対しては，１次冷却材模擬水の範囲（500ppmB ＋

化学組成の代表例（カタログ値）を示す．図１（左上）

2ppmLi）で，酸素を含む高腐食電位条件の SCC 検に溶接完了時の外観を示す．図のように，溶接にあ

（17）

討例

はあるものの，この B 濃度や Li 濃度など

たっては溶接熱歪による変形を避けるため，母材をINSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑7

138

表１

ステンレス鋼溶接金属の化学組成の代表例（wt.%）

C

Si

Mn

P

S

Cr

308L 溶接金属

0.032

0.35

1.45

0.024

0.002

19.53

316L 溶接金属

0.024

0.42

1.56

0.025

0.002

19.26

表２

ステンレス鋳鋼
SCS14A（Į=15%）

Ni

Mo

Fe

9.79

‑

Bal.

12.11

2.20

Bal.

ステンレス鋳鋼の化学組成（wt.%）

C

Si

Mn

P

S

Cr

Ni

Mo

Fe

0.039

1.07

0.84

0.023

0.008

18.80

9.28

2.14

Bal.

拘束台に固定した状態で行った．溶接材のマクロ組に，図２（中央）の矢印方向に断面減少するように織を図１（左下）に示す．SCC 進展領域近傍のミク

10% の冷間加工（以降10%CW）
を加えたものとした．

ロ組織の代表例を図１（右）に示す．図１（a）308L

CT 試験片は，冷間加工方向に対して T-S 方向で採溶接金属，図１（b）316L 溶接金属共に，オーステナ

取したものを用いた．SCC 進展領域近傍のミクロイト相地にデンドライト状のフェライト相が分布組織の代表例を図２（右）に示す．オーステナイト相する組織を呈し，コンパクトテンション（compact

地に島状のフェライト相がランダムに分布する組織

tension, CT）試験片の亀裂進展方向は，溶接デンを呈している．したがって，CT 試験片の亀裂進展

ドライト方向とほぼ同一となるように採取した．

方向と島状フェライト相の長手方向とは，必ずしもステンレス鋳鋼は遠心鋳造法で製作した SCS14A

同一とはならなかった．

で，フェライト目標含有量を 15% とした．表２に同部材の化学組成を示す．図２に配管切断模式図（左上），冷間加工模式図（左下）
配管断面のマクロ組
織と CT を図２
（中央）に示す．SCC 進展領域近傍のミクロ組織の代表例を図１（右）に示す．この鋳造材

図１

溶接後の外観，マクロ組織と試験片採取方位（左），ミクロ組織（右）（デンドライト（樹脂状）組織がフェライト相）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑7

図２

139

遠心鋳造製ステンレス鋳鋼配管の切断模式図（左上），切断後の冷間加工方位（左下），マクロ組織（中央）とミクロ組織（右）2.2 試験方法

イクロスコープおよび走査型電子顕微鏡（scanningelectron microscopy, SEM） で 破 面 観 察 し， 破 面

SCC 進展試験は，2900ppmB を添加した水を基本

形 態 と SCC 進 展 深 さ を 評 価 し た．SCC 進 展 深 さ

水質とし，酸素添加条件（8 ppm DO）で実施した．

は，板厚方向に５〜 10 点計測しその平均値とした．

なお，Li の添加はない．試験温度は 320℃と 290℃

SCC 進 展 速 度 CGR（mm/sec） は，SCC 進 展 深 さ
a （㎜）を試験時間 t（sec）で除して求めた．

とした．全ての荷重条件は一定荷重とし，応力拡大係数の目標値は K=30MPa √ m とした．試験時間は，約500h を目安として実施した．得られた結果を，既報（17）の SCC 進展速度と比較し，水質の影響を検討した．試験条件の一覧を，既報（17）の条件と合わせて，表３に示した．
SCC 進 展 試 験 終 了 後，SCC 断 面 観 察 用 に 3mm
厚さで切断し，SEM 観察や電子線後方散乱回折（electron back scattering diﬀraction, EBSD）測定
により，SCC 進展経路を評価した．
試験片を大気中疲労試験機で開放し，デジタルマ

表３
試験温度

試験条件の一覧

水質

材料条件

試験時間

316L 溶接金属
320℃
本研究

308L 溶接金属
2900ppmB+8ppmDO

290℃

既報

（17）

320℃

502h

500ppmB+2ppmLi+8ppmDO

495h＊

ステンレス鋳鋼

495h

316L 溶接金属

497h

308L 溶接金属

497h

316L 溶接金属

531h

308L 溶接金属
ステンレス鋳鋼

858h＊＊：ステンレス鋳鋼は，遠心鋳造製 SCS14A（Į=15%）の 10%CW 材を対象とした．

673h

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑7140

3. 実験結果
3.1 320℃の SCC 進展試験結果
図３に 320℃での SCC 進展試験後の SCC 破面観
察結果を示した．図中（a）316L 溶接金属，
（b）
308L
溶接金属，
（c）
ステンレス鋳鋼（10%CW SCS14A 材）の全てで，有意な SCC 進展が観察された．SCC 進
展深さから求めた SCC 進展速度を，既報告（17） の320℃での標準（DO）水質での結果と比較して図４に示した．316L および 308L 溶接金属の SCC 進展速

図４320℃の酸素添加高恩水中の SCC 進展速度に及ぼす水質の影響 ＊：既報告（17）から引用

図５316L 溶接金属の EBSD による SCC 断面観察結果

図６

ステンレス鋳鋼（10%CW SCS14A）の EBSD による SCC 亀裂の断面観察結果

度は，2900B（DO）水質条件で，標準（DO）水質条件に比べて SCC 進展速度が速くなる傾向が得られた．10%CW SCS14A 材でも，2900B（DO）水質と標準（DO）水質で，わずかに SCC 進展速度が速くなる傾向であったが，その差はわずかであった．
図５に 316L 溶接金属の SCC 断面観察結果を示し
た．316L 溶接金属では，SCC は主としてデンドラ
イト境界（フェライト相 / オーステナイト相の相境界）を進展することが確認された．図には示さない
が，308L 溶接金属でも同様の SCC 進展経路であり，316L 溶接金属と 308L 溶接金属で，SCC 進展経路に差異は認められなかった．
図６にステンレス鋳鋼の SCC 断面観察結果を示した．ステンレス鋳鋼の SCC 進展経路は，初期にオーステナイト相粒内を進展し，またフェライト相/ オーステナイト相の相境界を優先して進展していた．フェライト相を貫通するような粒内割れは観察されなかった．
この３鋼種の SCC 進展経路は，標準（DO）水質で観察された SCC 進展経路（17）と同様であり，SCC
進展経路の観点では，水質条件による影響は認められなかった．

図３

320℃の SCC 進展試験後の破面観察結果

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑7141

3.2 290℃の SCC 進展試験結果と温度依存性
図７に 290℃の SCC 進展試験後の SCC 破面観察
結果を示した．図７（a）に示した 316L 溶接金属では有意な SCC 進展が観察されたが，320℃の破面に比べて SCC 進展深さが浅かった．一方，図７（b）に示した 308L 溶接金属には，有意な SCC 進展が観察されなかった．この SCC 進展深さから SCC 進展速度を求め，320℃の結果とともに試験温度に対してプロットした結果を図８に示す．なお，比較のため B も Li も含まない BWR の NWC（288℃，純水，
300 ppb DO）の 316L 溶接金属の SCC 進展速度（2）も図中に示した．
2900B（DO）水質中でのステンレス鋼溶接金属の SCC 進展速度は，320℃に比べて 290℃で SCC 進

図８

展速度が明瞭に遅くなった．290℃の 2900ppm B

SCC 進展速度に及ぼす温度の影響＊文献（2）から引用（DO）水質条件の SCC 進展速度は，BWR の NWCの SCC 進展速度と比べると，2.5 〜 4.6 倍速い結果とイト相，オーステナイト相ともに，外層は厚い粒状なった．両者の試験条件と水質条件を比較すると，酸化皮膜に覆われ，皮膜断面観察からも，両相に腐温度は 290℃と 288℃でほぼ同じで，応力拡大係数

食速度の差は観察されなかった．
（図９
（a）
）一方

も両者とも約 K = 30 MPa √ m であった．酸素含有で，標準（DO）水質では，フェライト相上の粒状

量は 8 ppm と 300 ppb で数字上は異なるが，腐食電酸化物の方が，オーステナイト相上よりも多く，断位としては大差ない．B, Li 濃度は，2900 ppm B と面観察結果からもフェライト相が優先的に腐食し純水で，この水質条件のみが大きく異なる．
したがっており，高温腐食挙動に差異が観察されている（17）て，両者の SCC 進展速度の差は，水質条件による

（図９
（b）
）
．材料全体の腐食量で見ると，
2900B
（DO）

差と推察される．

水質条件の方が，標準（DO）水質よりも外層酸化皮膜が多く，全体として腐食が促進されたことが見受けられる．2900B（DO）水質は，標準（DO）水質に比べると pH として酸性側を示すことが影響したものと推察されるが，腐食挙動と水質条件の関係は，今後詳細な検討が必要だろう．いずれにせよ，
腐食量の増加が，SCC 進展を促進したものと推定
される．

図７

290℃の SCC 進展試験後の破面観察結果

SCC 進展速度に及ぼす水質の影響は，ステンレス
鋼溶接金属では明瞭であったが，ステンレス鋳鋼で

4. 考

察

は明瞭ではなかった．次に，その理由について考察する．

図４に示したように，今回対象とした 320℃のステンレス鋼溶接金属の SCC 進展経路は，図５2900B（DO）水質条件の試験では，
320℃標準（DO）のようにデンドライト境界，即ちフェライト相 /水質の試験結果に比べて，SCC 進展速度が速くな

オーステナイト相の相境界であった．ステンレス鋳る傾向が得られた．この要因について，高温腐食挙鋼では，図６のようにオーステナイト相粒内とフェ動の観点で考察した．

ライト相 / オーステナイト相の相境界で SCC が進展

図９に高温腐食挙動に及ぼす水質の影響の観察結しており，この種の材料では，本質的にフェライト

果を示した．2900B（DO）水質条件では，フェラ

相 / オーステナイト相の相境界が，優先進展経路で

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑7142あると考えられる．一方で，フェライト相の粒内割

えると，SCC 進展が優先的に起こるフェライト相 /れは，ステンレス鋼溶接金属，ステンレス鋳鋼とオーステナイト相の相境界が，SCC 進展方向とほもに観察されず，フェライト相単体の存在は，SCC

ぼ同じになるため，SCC 進展が促進される傾向に進展の阻害要因と考えられる．

あったと推定される．一方で，ステンレス鋳鋼の場

ステンレス鋼溶接金属とステンレス鋳鋼は，どち合は，SCC 進展経路上のフェライト相が様々な方

らもオーステナイト系ステンレス鋼であるが，前者

向を向いている．図６に示した SCC 亀裂の断面観

は溶接割れを，後者は鋳造割れを避けるために，一察結果においても，SCC 亀裂の方向とフェライト

定量のフェライト相を含むという観点で共通点のあ

相の長手方向は必ずしも一致していなかった．これる材料である．しかし，両者でフェライト相の分布

は，SCC 進展の阻害要因であるフェライト相の存状況や形態には違いがある．ステンレス鋼溶接金属

在により，SCC 進展速度が抑制される傾向にある

ではデンドライト（樹脂）状のフェライト相がオーと考えられる．以上の観察結果から，ステンレス鋳

ステナイト相地に広く分布し，個別のフェライト相鋼の SCC 進展速度は，亀裂進展方向とフェライトの幅は１ミクロン以下の細いものが多い．また，デ相の分布状況の違いにより，ステンレス鋼溶接金属

ンドライト組織の方向は，溶接時の冷却方向に向に比べて遅くなったと考えられる．

かって成長するので，フェライト相の長手方向も，

ただし，標準（DO）水質においては，ステンレ

同一方向に揃う傾向がある．一方で，ステンレス鋳

ス鋳鋼とステンレス鋼溶接金属の SCC 進展速度の鋼のフェライト相は，一般にアイランド（島）状と差が明瞭ではないので，各々 SCC 進展経路と，腐形容され，その太さは数ミクロンあり，アイランド

食反応などの関係を明確にしていくことにより，水状に分布する形態を示す．遠心鋳造法で製作した場質の影響について更なる検討が望まれる．

合，配管の外面から内面に向かって冷却されるので，第１隔離弁の外側の温度は，主配管の温度より低

柱状晶組織は，板厚方向に揃う傾向にある．ただし，

い温度であることが想定される．本研究結果から，その内部に存在するフェライト相の長手方向は比較

320℃から 290℃の温度範囲では低温側で SCC 進展

的ランダムな方向で分布する傾向がある．

速度が遅くなる傾向が得られ，低温側では SCC 進

ステンレス鋼溶接金属では，図５に示した SCC

展速度が遅くなることが予想される．一方で，鋭敏亀裂の断面観察結果おいても，亀裂の方向とデンド

化ステンレス鋼の IGSCC 感受性は 250℃でピークを

ライト方向がおおむね一致していた．これは言い換

示すことが報告されている（12）ので，実態に応じた（a）2900B（DO）水質条件
図９（b）標準（DO）水質（17）316L 溶接金属の高温腐食挙動に及ぼす水質の影響（表面皮膜，表面観察（上）と断面観察（下））INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑7

温度や水質での SCC 挙動の更なる検証が必要であ

6. 謝

143

辞

る．また，長時間の熱時効を考慮した SCC 挙動の把握なども望まれる．

本研究を遂行するにあたり，腐食試験等の実施にあたっては，㈱原子力安全システム研究所 材料グ

5. まとめループ 村上公治氏，黒崎登氏，の多大な協力があった．この場を借りて謝意を表します．

ステンレス鋼溶接金属（316L，308L）とステンレス鋳鋼（10%CW SCS14A）の酸素添加高温水中

7. 参考文献の SCC 進展挙動を，320℃と 290℃の 2900B（DO）
水質条件で調べるとともに，既報告の標準（DO）（1） 経済産業省 原子力安全・保安院 ,「炉心シュ

水 質（500ppmB ＋ 2ppmLi） の 結 果 と 比 較 し て，

ラウドおよび原子炉再循環系配管の健全性評

水質の影響について調べた．その結果は以下のとお価について−検討結果の整理−」
，経済産業

りである．

省白書・報告書，（2004）．
（2） J. R. Hixon, J. H. Kim, R. G. Ballinger, 13th

（1）316L，308L 溶 接 金 属 及 び ス テ ン レ ス 鋳 鋼International Conference on Environmental（10%CW SCS14A） は，320 ℃ の 2900B（DO）

Degradation of Materials in Nuclear Power

水質条件で，有意な SCC 進展を示した．316L，Systems, Whistler, British Columbia, August

308L 溶接金属の SCC 進展速度は，320℃に比べ19 - 23,（2007）．

て 290℃で SCC 進展速度が遅くなった．
（2）316L，308L 溶接金属では，320℃の 2900B（DO）
水質条件で，標準（DO）水質に比べて，SCC
進展速度が速い傾向が得られた．ステンレス鋳鋼（10%CW SCS14A）でも類似の傾向である
ものの，明瞭な差ではなかった．
（3）316L，308L 溶接金属の SCC 進展経路は，主としてデンドライト境界（inter-dendrite, ID）を（3） J. H. Kim, R. G. Ballinger, P. W. Stahle,
Corrosion/2008, Paper No.08600.
（4） J. H. Kim, R. G. Ballinger, CORROSION,
Vol.64, No.8,（2008）．
（5） T. Lucas, R.G. Ballinger H. Hanninen and T.
Saukkonen, 15th International Conference
on Environmental Degradation of Materials
in Nuclear Power Systems.

進展した．ステンレス鋳鋼の SCC 進展経路は，（6） R. Ishibashi, T. Kato, J. Kuniya, H. Fujimori,

主としてオーステナイト相粒内とフェライト相

Y. Kitsunai T. Karasuma and M. Kodama,/ オーステナイト相の相境界を進展し，フェラ

Proc. of the 52nd Japan Conf. on Materials

イト相の粒内割れは観察されなかった．これら

and Environments,（2005）, B-208.

の SCC 進展経路は，標準（DO）水質の SCC 進（7） H. Abe, K. Shimizu and Y. Watanabe, Proc.

展経路と同じで，SCC 進展経路に水質の影響

of the 53rd Japan Conf. on Materials andは観察されなかった．

Environments,（2006）, D-204.

（4）316L，308L 溶接金属の方が，ステンレス鋳鋼（10%CW SCS14A）よりも SCC 進展が速い傾（8） K. Kumagai, S. Suzuki and K. Asano,
Fontevraud 6,（2006）．

向が認められた．この要因は，ステンレス鋼溶（9） Y. Maruno, J. Kaneda, R. Obata, M. Koshiishi,

接金属では，SCC 進展方向と，フェライト相

M. Ando and K. Nakata, Proceedings of/ オーステナイト相の相境界の長手方向との向

JSCE Materials and Environments,（2009）

きが一致するため速くなる傾向があると考察し

A-201

た．

（10） W.J. Singley, and I.H. Welinsky, Proceedings（5）2900B（DO）水質条件の高温腐食の方が，標of the Power Conference, XXI, p.748（1959）．

準（DO）水質よりもより腐食する傾向が観察（11） Ph. Berge, F. de Keroulas, J.M. Gras, D. Noel

され，両環境で高温腐食挙動に差異が生じる

and M. da Cunha Belo,, 4th International

ことを確認した．この高温腐食挙動の差異が，Conference on Environment Degradation of

SCC 進展速度に影響したものと推定される．

Materials in Nuclear Power Systems-Water

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑7

144

Reactors, Jekyl Island, USA（1989）．
（12） 有 岡 孝 司， 山 田 卓 陽， 寺 地 巧， 福 村 卓 也，
INSS MONOGRAPHS No.5（2012）．
（13） G. O. Ilevbare, F. Cattant and N. K. Peat,
Fontevraud 7, A115 T03,（2010）．
（14） F r a n c o i s C a t t a n t , H A N D B O O K
DESTRUCTIVE ASSAYS, EDF and MAI（2014）．
（15） K. Arioka, M. Hourai, S. Okamoto and K.
Onimura, Corrosion'83, Paper 135, NACE,
USA（1983）．
（16） 有岡 孝司，学位論文（東北大学）（1990）．
（17） T. Yamada, T. Terachi, T. Miyamoto and
K. Arioka, Proc. of Nuclear Plant ChemistryConf. 2010, Quebec, Canada,（2010）．
（18） T. Yamada, T. Terachi, M. Okamoto and K.
Arioka, T04, 000099, Fontevraud 9,（2018）．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑8

145

フランスの PWR 炉内構造物の照射後ミクロ組織の分析
Characterization of microstructure in irradiated core internals of French PWRs
福谷耕司（Koji Fukuya）＊1
Faiza Sefta＊2

藤井Badra Allouch＊2

克彦（Katsuhiko Fujii）＊1
Cedric Pokor＊2

要約
PWR 炉内構造物に使用されているステンレス鋼の中性子照射によるミクロ組織変化を把握するため，フランスの廃炉 Chooz A のバッフル板（溶体化 304 SS 鋼，照射量 38dpa）と CP0型 PWR から取り出されたバッフルフォーマボルト（冷間加工 316 SS 鋼，照射量７〜 9dpa）について，透過型電子顕微鏡とアトムプローブによる分析を行った．透過型電子顕微鏡分析ではバッ
フル板に転位ループ，ボイド，Ȗ' 相（Ni3Si）の形成が観察され，ボイドによるスエリングは 0.04%と小さいことが確認された．アトムプローブ分析では Ni-Si クラスタの形成が共通して確認され，
Ni-Si-Mn の形成も確認された．国内のフラックスシンブルチューブ（冷間加工 316 SS 鋼，照射量３〜 74dpa）の分析データとの比較検討により材料や照射条件の影響を検討し，実機構造物のミ
クロ組織変化に関する知見を拡張できた．
キーワード

炉内構造物，ステンレス鋼，中性子照射，ミクロ組織，アトムプローブ，透過型電子顕微鏡

Abstract
Characterization of microstructure was conducted in specimens from Chooz A baﬄeplate corner（solution annealed 304 SS, 38 dpa）
and French CP0 baﬄe bolt
（cold-worked 316 SS,
7 - 9 dpa）
by using transmission electron microscopy（TEM）and atom probe tomography（APT）.
TEM analysis conﬁrmed that dislocation loops, voids and Ni3Si precipitates were formed in thebaﬄe plate corner and that the swelling was as low as 0.04%. APT analysis conformed that NiSi-Mn clusters were commonly formed. These results were compared with microstructural datafrom ﬂux thimble tubes（cold-worked 316 SS, 3 - 74 dpa）
of a domestic PWR. The microstructure
in stainless steels was evolved generally with neutron doses.
Keywords

reactor core internal, stainless steel, neutron irradiation, microstructure,
atom probe tomography, transmission electron microscopy

1. はじめに

Ni-Si クラスタの粒内や転位上での形成が確認され中性子照射を受けたステンレス鋼のミクロ組織とている（4）〜（11）．Ni-Si クラスタは透過型電子顕微鏡（TEM）で確認される Ȗ' 相（Ni3Si）の前駆体と考え

ミクロ組成の変化は，軽水型発電用原子炉の炉内構,．Ni-Si-Mn クラスタや Cu リッチ
られている（12）（13）造物の高経年化課題のひとつである照射誘起応力腐クラスタも知られている．軽水炉環境での溶質クラ食割れ（IASCC）のメカニズムを理解する上で重スタの形成とその巨視的性質への影響についての理要である（1）〜（3）．ミクロ組織の変化は転位ループや解はいまだ発展途上である．この研究は，炉内構造

キャビティの形成であり，材料の硬化を引き起こし，物のミクロ組織変化の理解を深めることを目的とし転位チャンネルの形成により変形が一様変形から不てフランスのフランス電力（EDF）との共同研究

均一な変形に変化する．ミクロ組成の変化には結晶で実施したものである．EDF より提供を受けた実

粒界の偏析と溶質元素の析出があり材料の腐食挙動

機部材（バッフル板とバッフルフォーマボルト）にに影響する．

ついて TEM と APT による分析を行い，INSS が得

最 近 ア ト ム プ ロ ー ブ（APT） 分 析 が 中 性 子 照
射材のミクロ組織分析に適用されるようになり，＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊ 2 フランス電力公社 EDFている国内 PWR のフラックスシンブルチューブの,と比較検討を行った．
ミクロ組織データ（3）（11）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑8

146

表１
試験片
CP0 バッフルボルト

CW316

Chooz A バッフル板

SA304

分析試料の化学組成（wt%）

C

Si

Mn

P

S

Ni

Cr

Mo

Fe

首部

‑

0.68

1.64

‑

‑

10.39

16.22

1.98

Balance

頭部

‑

0.82

1.52

‑

‑

10.70

16.68

1.83

Balance

‑

0.060

0.78

0.96

0.011

0.003

9.3

18.6

0.02

Balance2. 試験方法

行った．
APT 分 析 は，CAMECA 社 製 の LEAP3000XHR

2.1 試験材を 用 い， レ ー ザ ー パ ル ス モ ー ド で， 試 料 温 度‑238℃，レーザー出力 0.3nJ，パルス周波数 200kHz

提供されたのは，廃炉となった Chooz A 炉の溶で行った．測定用の針状試料は集束イオンビーム

体化 304 SS 製バッフル板コーナー部からの試料（照（focused ion beam, FIB）加工装置（HITACHI 製

射温度 328℃，照射量 38 dpa）と，CP0 型 PWR のNB5000）を用いて作製した．APT 分析では収集し冷間加工 316 SS 製バッフルボルトからのボルト頭たデータの元素同定で Fe と Ni の同位体が重複する部（312℃，9 dpa）および首部（325℃，7 dpa）の

質量数 58 を独立の元素として取り扱った．得られ試料である．以下，それぞれ Chooz A バッフルおた３次元の元素マップからの溶質クラスタの抽出はよび CP0 ボルトと略す．材料組成を表１に示す．ボマキシマム・セパレーション法に基づいた再帰的検

ルト材についてはバルク値の情報がないため APT

索手法を用いて行った（14）．Si をクラスタのコア元分析で測定したチップの組成を示している．試料は素と定義し，しきい距離 0.7nm としてコア原子が 20

フランスの EDF のホットラボから国内の日本核燃

個以上のものをクラスタとした．周辺原子の抽出に料開発の施設に輸送され，そこで TEM 観察を行う

用いるしきい距離には 0.5nm を用い，最後に周辺原とともに微細試料に加工して敦賀の日本原子力研

子のうち 0.5nm 以内に Si もしくは Ni が３個未満し究開発機構の原子炉廃止措置研究センターに輸送かないものを取り除いた．クラスタの大きさにはされた．

ギニエ半径を用いた．

2.2 分析方法

3. 結果

TEM と APT による分析の方法は，INSS で従来

3.1 CP0 ボルト

からフラックスシンブルチューブに対して実施し,（13）,と基本的に同じ方法である．
てきた方法（3）（11）

図１に APT 分析で得られた元素マップの例を示

TEM 分析は過塩素酸 + 酢酸溶液中での電解研磨にす．この図には斜めの結晶粒界が含まれ，粒界でより作成した観察用試料を，Hitachi HF-2000 と付

は Ni, Si, P, Cu の濃化と Fe, Cr, Mo, Mn の減少が見

設のエネルギー分散型特性 X 線分析（EDS）の装置

られている．粒内には Ni-Si が濃化した部分が見らで行った．粒界近傍の組成分析は大傾角の３粒界でれ，これらは溶質クラスタや転位ループへの偏析で

図１

CP0 ボルトの首部の元素マップ（131 × 36 × 27 nm）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑8147

く，
平均組成（at%）は（42-54）Fe,（7-12）Cr,（18-32）
Ni,（12-15）Si,（0.8-1）Mn,（0.4-1）Mo である．ク
ラスタ組成をバルクの組成と比べると，Si と Ni はそれぞれ９倍と２倍となっている．Fe, Cr, Mn, Mo
はクラスタ部で減少している．5nm 以上のクラス
タの方が Ni と Si の濃度は高くなっており，より発達していることを示す．
図３は APT 分析によるバッフルボルト首部の粒界近傍の元素分布の例である．この図は粒界面に平図２

CP0 ボルトの Ni-Si クラスタのサイズ分布

行な厚さ 1nm の領域の平均組成を粒界からの距離に関してプロットしている．明瞭な Ni, Si, P の濃化ある．バッフルボルトの首部と頭部ではほぼ同様なと Fe, Cr, Mn, Mo の減少が見られる．偏析の幅はNi-Si クラスタの形成と粒界組成の変化が見られた．

約 5 nm である．頭部でも同様な偏析が確認される．

クラスタの位置で P はわずかに濃化しており，Fe,

測定した粒界では頭部の方がやや偏析が大きい傾向

Cr, Mo, Mn は減少している．Cu の濃縮したクラスであったが差は小さい．

タは観察されない．
図２は Ni-Si クラスタのサイズ分布を示す．ほと3.2 Chooz A バッフル

んどのクラスタは直径 3-4 nm で 5nm よりも大きい
ものも形成されている．Ni-Si クラスタの総密度は
23

3

23

3

首部が 6.1 × 10 /m ，頭部が 7.6 × 10 /m であり，バッフル板の TEM 観察によりフランクループ，/m ，頭部

ブラックドット，キャビティと析出物の形成が確認された．図４に TEM 像の例を示す．析出物は Ȗ'

頭部がやや多くなっている．
が2.5×10 /m であり，相の回折斑点位置での暗視野像で確認された．平クラスタの組成には首部と頭部の大きな違いはな

均サイズと密度は，フランクループが 8.2 nm と 3.0

23

5nm 以上のクラスタは首部が 1.7 × 10
23

3

3

× 1022 /m3，ブラックドットが 4.2 nm と 5.2 × 1022 /m3，キャビティが 4.2 nm と 1.0 × 1022 /m3，Ȗ' 相が 5.1
nm と 7.4 × 1021 /m3 であった．キャビティは低密度
で最大直径は約 8nm であり，大きいものは僻晶面をもつように見えることからボイドと考えられる．
平均サイズと密度から計算したスエリングは 0.04%
であった．
EDS による粒界分析では明瞭な Ni, Si の濃化とFe, Cr の 減 少 が 見 ら れ た． ３ 粒 界 の 平 均 偏 析 量（ 粒 界 と 粒 内 の 濃 度 差 ） は，‑5.65%Fe, ‑4.86%Cr,
7.92%Ni, 2.47%Si であった．
APT 分析による元素マップの例を図５に示す．
ほぼ中央付近に粒界を含んでいる．多数の Ni-Si の濃化した領域が認められ，その一部では明瞭な Mnの濃化も認められる．P の濃化は Mn が濃化している領域でのみ認められる．Cu の濃化した領域はほとんどみられない．粒界では Ni, Si, P, Cu の濃化とFe, Cr, Mn の減少が明瞭に認められる．
図 ６ は Chooz A バ ッ フ ル で 確 認 で き た Ni-Si
クラスタのサイズを示す．クラスタのサイズは3-4 nm と 8-10 nm に ２ つ の 明 瞭 な ピ ー ク を も つ．
図３

CP0 ボルトの首部の粒界近傍の元素分布5nm で区切った場合の数密度は小さいクラスタが

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑8

148

図４

Chooz A バッフルのミクロ組織の例，（a）g=200 の 2 波条件による転位組織の明視野像，（b）g=200 によるブラックドットの暗視野像，（c）g=200 近傍の <111> ストリークによるフランクループの暗視野像，（d）キャビティの明視野像，（e）γ ʼ 相の回折斑点を用いた暗視野像

図５

Chooz A バッフルの元素マップ（233 × 39 × 40 nm）

ロットした図である．この図から明らかにように，
大きいサイズのクラスタは小さいサイズのクラスタに比較して，Ni, Si, Mn の濃度が高く，特に Mn は顕著に高くなっている．平均組成（at%）は大きい
クラスタが 40Fe-10Cr-29Ni-17Si-3Mn，小さいクラス タ が 55Fe-14Cr-16Ni-13Si-0.7Mn で あ る． 大 き い
クラスタではクラスタ以外の領域のバルク組成に対して Si と Ni がそれぞれ９倍と３倍の濃度となっており，小さいクラスタの場合のそれぞれ７倍と２倍よりも大きい．サイズと組成のデータから判断する
図６

Chooz A バッフルの Ni-Si クラスタのサイズ分布と，Chooz A バッフルには Ni-Si クラスタとより発達した Ni-Si-Mn クラスタの２種類のクラスタが形

5.1 × 10
23

10

23

3

/m であり大きいクラスタの密度 2.8 ×

3/m のほぼ２倍である．図７は各クラスタ中の Ni, Si, Mn の濃度をクラスタのサイズに対してプ成されていると考えられる．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑8

図７

149

Chooz A バッフルの Ni-Si クラスタの組成とサイズの関係

4. 考察

りも照射温度がやや高く中性子束が低いことである．これらの違いはボイドの形成を促進する要因でフランスの PWR 炉内構造物の実機部材について,あり（12）（15），FTT に比較してより大きく低密度の限られた条件ではあるがミクロ組織データが得られボイドが形成したものと考えられる．スエリング量た．INSS では国内 PWR の冷間加工 316 SS 製のフは 0.04% と小さく，構造健全性への影響は小さいとラックスシンブルチューブ（FTT）のミクロ組織考えられる．

,（13）,，そのデータや既存データを蓄積しており（3）（11）

Chooz A バッフルで TEM で観察された析出物は
Ȗ' 相であり，同程度の照射量の FTT で観察されるの知見と比較検討した．
TEM 観察は Chooz A バッフルのみで行っていȖ' 相（〜 4 nm，〜５× 1021 /m3）とサイズ，密度とる．転位組織としてフランクループとブラックドッも類似している．この研究の範囲では Ȗ' 相の析出にトの形成が観察された．ステンレス鋼ではこれらは材料や照射条件の違いは見られていない．

のサイズや密度は数 dpa 以上でほとんど飽和するこ

APT 分析では，Chooz A バッフルと CP0 ボルトとがわかっている．FTT におけるこれらの飽和レで共通して 3-4 nm の小さい Ni-Si クラスタとやや大ベルは，フランクループが〜 10 nm，〜３× 1022 /きい Ni-Si クラスタが観察されている．バッフルで

3

22m ，ブラックドットが〜 4 nm，〜３× 10

3

/m で

は大きいクラスタの多くは Mn 濃度が高く Ni-Si-Mn

あり，バッフル板のデータはほぼ同程度の値となっクラスタとして観察された．表２に本研究によるフている．照射量が 38dpa と高いこともあわせるとランスの実機部材の溶質クラスタの数値データをまバッフルでは転位組織はほぼ飽和しているものと考とめて示す．溶質クラスタは組成の違いがみられる

えられる．

サイズ（直径 5nm）で区分した．APT 分析による実機部材の溶質クラスタのデータはいまだ少なく，

Chooz A バッフルで観察されたキャビティは直22

3/m のボイドであり，

FTT の３〜 74dpa の広い範囲の APT 分析データを

FTT で観察される直径が〜 1nm と微細で密度が定量的に比較することはミクロ組織の特徴を理解す

径〜 4nm で密度が〜１× 10〜３× 1023

3/m の高密度の He バブルとはかなり異る上で有益である．

（13）
（14）
,

．バッフル板と FTT の違いとし

図８には，APT 分析による溶質クラスタの平均ては，バッフル板は溶体化 304 SS であり，FTT よ

直径と密度を照射量に対してプロットして示す．

なっている

表２
試験片
首部
CP0 ボルト
頭部
Chooz A バッフル

APT 分析による溶質クラスタのサイズ、密度および組成データ
クラスタ平均組成 at%

クラスタ

平均直径
nm

密度
1022/m3

Fe

Cr

Mn

Ni

Si

Mo

< 5 nm

3.2

44

54.5

12.6

1.0

18.3

12.2

1.0

> 5 nm

7.5

17

42.2

7.8

0.8

32.4

15.5

0.4

< 5 nm

3.2

51

52.1

11.9

0.9

20.4

13.1

1.0

> 5 nm

7.3

25

42.9

9.4

0.9

29.7

15.7

0.6

< 5 nm

3.1

22

55.2

14.2

0.7

16.1

13.0

0.1

> 5 nm

8.5

28

40.1

9.6

3.0

28.9

17.0

0.1

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑8

150

図８

APT 分析による溶質クラスタのサイズと密度の照射量による変化

図９

APT 分析による溶質クラスタの組成の照射量による変化

図９には同様に溶質クラスタを大小に分けてそれぞ

大きいクラスタは FTT の組成とほとんど違わないれの組成（Ni, Si, Mn）を示す．Small cluster は直が，小さいクラスタでは Ni が低く Si がやや高くなっ

径が 5nm 以下，Large cluster は直径 5nm 以上のクている．Chooz A バッフルは 304SS であり，マト

ラスタ分類のデータある．まず FTT のデータの照リックスの Ni が 316 SS よりも小さいため，小さい射量による変化をみると，密度を除いて大小のクラクラスタではそれを反映してクラスタ中の Ni 濃度

スタの平均直径，組成は 3pa から 74dpa までほとんがやや低くなっていると考えられる．発達した大きど変化していないことがわかる．3dpa から 11dpa

いクラスタは Ni-Si-Mn クラスタであり，その組成までは小クラスタの密度は急速に増加し，それ以降

が FTT のクラスタとほぼ同じであることは 304 SS

は小クラスタが支配的となり密度は大きく変化してと 316 SS で共通した第２相ないしその前駆体が存いない．

在している可能性を示唆する．

CP0 ボルトのクラスタはサイズ，密度，組成の図 10 には APT 分析による Cr, Ni, Si の粒界偏析すべてが FTT のクラスタの傾向とほぼ一致してお量（図中の赤色）を TEM/EDS 分析による文献デー

り，冷間加工 316 SS の共通した傾向の範囲内にあタ（図中の黒色）と比較して示した．なお FTT のることを示している．Chooz A バッフルのクラス

APT 分析データは 74dpa のみである．フランスの

タは，FTT のクラスタと若干異なる傾向が見られ実機部材の粒界偏析は全体の偏析傾向に一致している．FTT のクラスタに比べてサイズはほとんど変る．また，APT 分析のデータは文献の TEM/EDS

わらないが全密度が小さい．大きいクラスタの密度

分析のデータとほとんど同じ傾向上にあり，どちらはほとんど同じであるが小クラスタの密度が明らかでも同等な分析値が得られることも確認される．

に小さくなっている．クラスタの組成については，

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑8

図 10

151

照射ステンレス鋼の粒界偏析量の照射量依存性

5. まとめ・APT 分析により Ni-Si クラスタの形成が確認され，Chooz A バッフルではやや大きい Ni-Si-Mn

フランス EDF より提供された Chooz A の溶体化

クラスタの形成が進んでいた．FTT のクラスタ

304 SS 製バッフル板（照射温度 328℃，照射量 38と比較すると，CP0 ボルトのクラスタのサイズ，dpa）と CP0 型 PWR の冷間加工 316SS 製バッフル

密度，組成はほぼ同じであったが，Chooz A バッ

ボルトの頭部（312℃，9 dpa）および首部（325℃，

フルのクラスタでは材料等の違いによると思われ

7 dpa）の試料について，TEM および APT によるる密度と組成の差が見られた．

ミクロ組織分析を行った．得られたデータについて

・APT 分 析 に よ り 粒 界 で の Ni, Si, P の 濃 化 と Cr,

国内 PWR の冷間加工 316 SS 製の FTT のデータとMn, Mo の減少が検出され，偏析量は文献データ

比較検討した．

による照射量依存性とほぼ一致していた．
・実機炉内構造物のミクロ組織に関する貴重なデー

・Chooz A バッフルの TEM 観察により，フランクループ，ブラックドット，キャビティ，Ȗ' 相が確認された．フランクループ，ブラックドット，
Ȗ' 相は FTT のものとサイズと密度がほぼ同等でタが得られるとともに，国内データとの比較検討
により照射影響の知見の拡張ができた．

謝

辞

あった．
・Chooz A バッフルで観察されたキャビティはボ

本研究は EDF と関西電力／原子力安全システム

イドであり FTT の He バブルより大きく低密度で研究所の共同研究で実施したものである．成果の一ある．スエリング計算値は 0.04% と低く，構造健部はすでに下記の国際会議論文として報告したもの

全性への影響は小さいと考えられる．

である．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑8

152

K.Fukuya, K.Fujii, F. Sefta, B. Allouch, C. Pokor,

Clusters, Proc. Fontevraud 8 - Contribution“Atom Probe Tomography and Transmissionof Materials Investigations and Operating

Electron Microscopy Analyses for French CP0

Experience to LWRs' Safety, Performance

Baffle Bolt and CHOOZ A Corner,” Fontevraud

and Reliability, Avignon, 2014.

9: Contribution of Materials Investigations and（10） K. Fujii, K. Fukuya, Irradiation-induced

Operating Experience Light Water NPPs' Safety,

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INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑9153

炭素鋼の低温照射下でのミクロ組織の解析
Microstructure Analysis for Carbon Steel Irradiated at Low Temperature
三浦

照光（Terumitsu Miura）＊1

福谷耕司（Koji Fukuya）＊1

藤井川久保

克彦（Katsuhiko Fujii）＊1

政洋（Masahiro Kawakubo）＊2

要約
高レベル放射性廃棄物の地層処分に用いられるオーバーパックは，中性子と Ȗ 線により極めて低い損傷速度（10‑16 dpa･s‑1 以下）で長期間に渡り照射される．オーバーパックで想定される照射条件（90℃以下，最大 4.3 × 10‑6 dpa）における脆化量を予測するには，脆化因子となる
ミクロ組織変化を実験と解析により推定し，ミクロ組織変化から硬さや破壊靱性値の変化量を推定する方法が考えられる．本研究では，候補材料の一つである炭素鋼とそのモデル合金に 90℃でFe イオン照射を行い，ミクロ組織と硬さの変化に対する材料組成の影響を調べた．TEM 観察とアトムプローブ分析でミクロ組織を調べた結果，直径数 nm の転位ループと Mn, Si, Cu 原子が集まった溶質クラスタを確認した．照射量が増しても転位ループの大きさと数密度の変化は小さく，材料組成による明確な影響は認められなかった．溶質クラスタについては，照射量が増すと数密度が増加し，また，Mn, Si, Cu 濃度が高い材料や溶接金属では数密度が高くなった．溶質クラス
タの形成が促進される条件では硬化量も大きい傾向が認められた．硬さの増加量（ǻH）とオロ
ワンモデルに基づく転位ループと溶質クラスタ形成によるせん断強度の増加値（ǻĲ）の関係式として，ǻH=0.0096 × ǻĲ を得た．
キーワード

炭素鋼，照射脆化，イオン照射，地層処分，オーバーパック

Abstract
Overpacks used for geological disposal of high level radioactive waste would be
irradiated by neutrons and Ȗ rays with very low dose rate
（less than 10‑16 dpa･s‑1）for a long time.
For prediction of the degree of radiation embrittlement on the overpacks under the expected, there is a possible way
irradiation conditions（temperature, less than 90℃; dose, 4.3 × 10‑6 dpa）
to estimate the changes in hardness and fracture toughness from the microstructure changes
leading to the radiation embrittlement that were estimated by experiments and analysis. In thepresent study, carbon steels which are one of the candidate materials for overpacks and theirmodel alloys were irradiated with Fe ions at 90℃, and then the eﬀects of material composition
on radiation-induced changes in microstructure and hardness were investigated. Formation of afew nanometer-sized dislocation loops and solute clusters containing Mn, Si and Cu atoms was
conﬁrmed by microstructure analysis using transmission electron microscopy and atom probe
tomography. For dislocation loops, the size and number density were not changed much as thedose increased, and the eﬀects of material composition on the size and number density were
unclear. For solute clusters, the number density increased as the dose increased, and the number
density became large for the materials with high density of Mn, Si, Cu or weld metal. It was
found that the hardness increase became large for the condition that promoted the formationof solute clusters. An empirical formula between hardness increase（ǻH）
and shear strength
increase（ǻĲ）calculated from size and number density of dislocation loops and solute clusters
based on the Orowan model was obtained as: ǻH=0.0096×ǻĲ.
Keywords

Carbon steel, Radiation embrittlement, Ion irradiation, Geological disposal, Overpack

1. はじめにめ，ガラス固化体，オーバーパック（金属製容器），
緩衝材からなる人工バリアによる放射性廃棄物の閉高レベル放射性廃棄物の地層処分において，長期じ込めが検討されている（1）．これらのうち，
オーバー間に渡って放射性廃棄物を人間環境から隔離するたパックには埋設後の発熱が比較的大きい 1,000 年間，＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊ 2 （公財）原子力環境整備促進・資金管理センター

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑9154

ガラス固化体と地下水の接触を防止する機能が要求
（1）

される

．オーバーパックには，耐食性と強度の観点から，炭素鋼の使用が考えられている．しかし，

ᇙタ 1,000 ᖺᚋࡢ࣑ࢡࣟ⤌⧊ࡢኚ໬㔞ࡢ᥎ᐃ࣭↷ᑕヨ㦂࡟ࡼࡿ⬤໬ᅉᏊࡢྠᐃ
࣭࣑ࢡࣟ⤌⧊ኚ໬࡟ᑐࡍࡿᮦᩱ⤌ᡂ㸪 ᗘ㸪↷ᑕ㏿ᗘࡢᙳ㡪ࡢホ౯࣭ゎᯒࣔࢹࣝ࡟ࡼࡿ࣑ࢡࣟ⤌⧊ኚ໬ࡢࢩ࣑࣮ࣗࣞࢩࣙࣥ

ガラス固化体から放出される放射線により炭素鋼が࣑ࢡࣟ⤌⧊ࡢኚ໬㔞࠿ࡽࡏࢇ᩿ᙉᗘࡢቑຍ㔞ࢆィ⟬ࡍࡿ

脆化する場合，オーバーパックの健全性に影響を及ぼす可能性がある．

ࡏࢇ᩿ᙉᗘࡢቑຍ㔞ࡢィ⟬

オーバーパックの埋設後の環境は温度が 90℃以࣭࢜ࣟ࣡ࣥࣔࢹࣝ࡟ࡼࡿホ౯㸪↷ᑕヨ㦂ࢹ࣮ࢱ࡟ᇶ࡙ࡃ◳໬ಀᩘࡢタᐃ

下 で あ り（2）， 中 性 子 束 は 3.5 × 103 cm‑2･s‑1（E >ࡏࢇ᩿ᙉᗘࡢቑຍ㔞࠿ࡽ◳ࡉࡢቑຍ㔞ࢆィ⟬ࡍࡿ

1 MeV），1,000 年間での中性子フルエンスは 1.1 ×（3）と推定されている．ま1014 cm‑2（E > 1 MeV）
た，Ȗ 線束も 3 × 1010 cm‑2･s‑1 あり，中性子と Ȗ 線を◳ࡉࡢቑຍ㔞ࡢィ⟬࣭↷ᑕヨ㦂ࢹ࣮ࢱ࡟ᇶ࡙ࡃࡏࢇ᩿ᙉᗘࡢቑຍ㔞࡜◳ࡉࡢቑຍ㔞ࡢ㛵ಀᘧࡢᑟฟ

合わせた照射速度は 10‑16 dpa･s‑1 以下，照射量は最◳ࡉࡢቑຍ㔞࠿ࡽ◚ቯ㠎ᛶ್ࡢῶᑡ㔞ࢆィ⟬ࡍࡿ

大で 4.3 × 10‑6 dpa（4）と推定されている．この条件に相当する照射試験データはなく，照射によるオー◚ቯ㠎ᛶ್ࡢῶᑡ㔞ࡢィ⟬࣭ᮦᩱヨ㦂ࢹ࣮ࢱ࡟ᇶ࡙ࡃ◳ࡉࡢቑຍ㔞࡜◚ቯ㠎ᛶ್ࡢῶᑡ㔞ࡢ㛵ಀᘧࡢᑟฟ

バーパックの機械的性質の変化をデータに基づいて予測することは難しい．原子力発電所では中性子照射により原子炉圧力容器が脆化することが知られて
おり，照射脆化の評価法として原子炉圧力容器鋼の
（5）

脆化予測式

が確立されている．しかし，原子炉
7

‑2

図１

埋設 1,000 年後のオーバーパックの脆化量を推定する考え方

溶接）や温度，照射速度の影響を把握し，解析モデ
ルに組み込む必要がある．そこで，本研究では炭素‑1

圧力容器の照射環境は中性子束が 1.0 × 10 cm ･s

鋼の脆化因子の把握とミクロ組織変化に対する材料（E > 1 MeV）
以上で，温度が270〜290℃であり，
オー

組成の影響に着目し，これらを明らかにすることをバーパックの照射環境と大きく異なるため，予測式

目的として，イオン照射による検討を行った．イオ

をそのまま拡張して適用することは困難である．こン照射は，中性子照射と比較して照射速度が高い照のため，オーバーパックの破壊靱性や遷移温度の変射方法であるが，中性子照射と同様にカスケード損化量を予測するためには，原子炉圧力容器鋼の知見傷を生じさせることができ，また，温度等の照射条を活用しつつ，脆化因子となるミクロ組織変化を実件を精緻に調整できる特徴があり，照射損傷の基礎

験と解析モデルにより推定し，そのミクロ組織変化

研究では広く用いられている．照射イオンが蓄積から硬化量および破壊靱性等の変化量を推定する方することで局所的な組成変化が生じるが，炭素鋼法が考えられる．オーバーパックの脆化量を推定すの主成分である Fe のイオンを用いることで組成変る考え方を図１に示す．

化の影響はほぼ無視できる．炭素鋼の実用鋼とそ脆化因子となるミクロ組織変化に関しては，原子
（6）
（7）
,

のモデル合金および溶接部に 90℃で Fe イオン照射，ナノ析出物あを行い，透過型電子顕微鏡（transmission electron

るいは溶質原子の集合体（溶質クラスタ）や点欠陥

microscopy, TEM）と３次元アトムプローブ（atomの集合体（転位ループやマイクロボイド）および粒

probe tomography, APT）および超微小硬さ試験

界 P 偏析が考えられる．脆化に対するこれらの寄与機でミクロ組織と硬さの変化を調べた．

炉圧力容器鋼の知見によると

は，材料組成や照射量によって異なり，照射速度や温度にも依存することが報告されている（6）．しかし，

2. 試験方法

炭素鋼についてはイギリスのマグノックス炉の炭素鋼容器について照射脆化が調べられているが，低温

2.1 供試材とイオン照射

でのミクロ組織変化に関する詳しい報告はなく，脆化因子の知見は乏しい（8）．

供試材として，炭素鋼の実用鋼とそのモデル合金

オーバーパックの脆化量を推定するためには，ま（FeMnSiCu と FeCu）および溶接部を用いた．原

ずは炭素鋼の脆化因子を明らかにする必要がある．

子炉圧力容器鋼の知見によると，照射脆化に最も強そして，照射によるミクロ組織変化を正しく推定

く影響する成分は Fe への固溶度の小さい不純物のするため，脆化因子に対する材料組成（Cu 濃度やCu であることから，本研究においても Cu 濃度の影

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑9

表１

155

供試材の化学組成（wt %）

材料

C

Si

Mn

P

S

Ni

Cu

低 Cu 炭素鋼（0.01wt%Cu）

0.14

0.21

1.12

0.016

0.004

0.01

0.01

高 Cu 炭素鋼（0.5wt%Cu）

0.14

0.21

1.09

0.017

0.005

<0.01

0.49

FeMnSiCu 合金（0.5wt%Cu）

0.005

0.20

1.07

<0.001 <0.001 <0.01

0.49

FeCu 合金（0.5wt%Cu）

0.001

<0.01

<0.01 <0.001 0.001<0.01

MAG 母材，HAZ（0.05wt%Cu） 0.11
溶接部 溶接金属（0.2wt%Cu） 0.082

0.25

0.65

0.007

0.002

−

0.58

1.07

0.010

0.014

−

Cr

Mo

Al

Fe

0.02

<0.01

0.032

bal.

<0.01

<0.01 <0.001

bal.

<0.01

<0.01 <0.001

bal.

0.48

<0.01

<0.01

−

bal.

0.05

0.04

0.01

−

bal.

0.20

0.03

<0.01

−

bal.

響を検討した．なお，炭素鋼については Cu 濃度の作製し，1150℃で１時間の予熱の後，900 〜 1150℃

規定はないが，溶接材料では 0.5wt% を上限とするの温度範囲で熱間圧延を施した．FeCu 合金は真空規定があることから，想定される最大の Cu 濃度を溶解炉により鋳造し，1100℃で鍛造した後，850℃

0.5wt% とした．実用鋼には，Cu 濃度の異なる炭素で２時間保持から水冷する固溶化熱処理を施した．

鋼として，低 Cu 炭素鋼（0.01wt%Cu）と高 Cu 炭素

溶接部には母材が JIS 規格 SF340A の炭素鋼であり，鋼（0.5wt%Cu）を用いた．表１に供試材の化学組

溶 接 材 料 に YGW16 を 用 い た MAG 溶 接 部（metal

成を示す．

active gas welding）を用いた．供試材の金相組織

低 Cu 炭素鋼は JIS 規格 SM400B の炭素鋼であり，高 Cu 炭素鋼と FeMnSiCu 合金はボタン溶解によりを図２に示す．
材料より，10 × 3 × t1 mm の短冊形状の試験片を50 Pm（a）低 Cu 炭素鋼（c）FeMnSiCu 合金（b）高 Cu 炭素鋼（d）FeCu 合金（e）母材（溶接部）（f）HAZ（溶接部）（g）溶接金属（溶接部）
図２

供試材の金相組織

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑9156

放電加工により作製し，試験片表面をコロイダルシ

ライトサイドプレート，溶接金属は粒界フェライト

リカ（ストルアス社製 OP-U 懸濁液）による研磨でを対象とした．

仕上げた．最表面の加工層は，ナイタール（3% 硝酸＋ 97% エタノール）による化学研磨で除去した．

2.2 ミクロ組織分析

東京大学重照射研究設備のタンデトロン加速器を用いて，試験片に 90℃で 2.8 MeV の Fe2+ イオンを

（1）TEM 観察

照射した．組成を純 Fe とし，原子の弾き出しが生試験片表面より，〈011〉方向を観察方位とした

じるしきいエネルギーを 40 eV として損傷計算コー

厚さ 100 nm 以下の薄膜試料を集束イオンビーム（9）を用いて計算した照射量の深さ分（focused ion beam, FIB）加工装置（日立製作所製

布を図３に示す．本研究では，純 Fe に対する深さ

FB2000A）を用いて作製し，試験片表面から深さ300 nm における照射量と照射速度で照射条件を定300 nm におけるミクロ組織を TEM（日立製作所製

義した．表２に照射試験のマトリクスを示す．照射

HF-3000）により観察した．なお，薄膜試料に残っ

ド SRIM2013

速度は 1 × 10

‑4‑1

dpa･s ，照射量は 0.01，0.1，1 dpa

置（Gatan 社製 PIPS 691）を用いて，低エネルギー

1.0

Ar イオンビームで除去した．
電子線入射方向 B=［011］，電子線回折方向 g=0.8［011］の条件で転位ループを観察し，直径と数密度

᭱኱್࡛つ᱁໬ࡋࡓ↷ᑕ㔞᭱኱್࡛つ᱁໬ࡋࡓ↷ᑕ㔞の３条件である．

た FIB 加工によるダメージ層は，精密イオン研磨装を求めた．
本観察方法は，低合金鋼で微細な転位ルー

0.6プの観察に用いられる方法（10）である．また，薄膜

0.4

試料の厚さは，試料を傾斜させた際に試料中に配し0.2

た粒界のコントラストの変化から算出した．

0.0
0

500

（2）APT 分析1000

㸧

試験片表面より 25 × 10 × 10 ȝm のマイクロ試料῝ࡉ㸦nm㸧

図３

῝ࡉ㸦

を FIB 加工で切り出した後，タングステン製の針状

照射量の深さ方向分布

試料台の先端にマイクロ試料の一部を切断して固定
表２した．固定には，FIB 装置のタングステン蒸着機構

イオン照射条件

材料

照射速度
照射量
（dpa･s-1） （dpa）を用いた．その後，試料の先端を曲率 50 nm 程度の針状に FIB 加工し，APT 分析試験片とした．作製‑4

0.1, 1

した試験片の例を図４に示す．なお，APT 分析試

高 Cu 炭素鋼（0.5wt%Cu）‑4

1 × 100.01, 0.1, 1

験片は試験片表面に平行に作製しており，針の先端FeMnSiCu 合金（0.5wt%Cu）

1 × 10‑4

0.01, 0.1, 1

が試験片表面から深さ 300 nm に位置するように作

FeCu 合金（0.5wt%Cu）

1 × 10‑4

0.1, 1

低 Cu 炭素鋼（0.01wt%Cu）

1 × 10

HAZ（0.05wt%Cu） 1 × 10‑4
MAG 母材，
溶接部 溶接金属（0.2wt%Cu） 1 × 10‑411

炭素鋼はフェライト相とパーライト相からなる組織である．
パーライト相は非常に硬い組織であるが，試験片表面に占める面積率は，本研究で用いた炭素鋼では 10% 未満であり，照射脆化挙動を把握するためには，フェライト相でのミクロ組織変化と硬化を調べることが肝要になる．本研究では，以降のミクロ組織分析と硬さ測定の対象をフェライト相とした．なお，溶接部については，母材はフェライト相，
熱影響部（heat aﬀected zone, HAZ）は粗粒域のフェ200 nm
図４ APT 分析試験片の SEM 像（高 Cu 炭素鋼の 1 dpa 照射材）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑9

製した．

157

晶方位の影響を受けるため，100 以上の結晶粒につAPT 分析には，
日本原子力研究開発機構（JAEA）

いて測定し，平均値を求めた．

敦賀廃止措置実証部門 新型転換炉原型炉ふげんの
高経年化分析室（ホットラボ）に設置された局所

3. 試験結果

電極型３次元アトムプローブ（CAMECA 製 LEAP
3000X HR）を用いた．測定は電圧パルスモードで

3.1 ミクロ組織

実施し，試料温度は 50K，パルス比 0.15 として，各（1）TEM 観察

照射条件について２本以上測定した．
類を決定し，３次元像形成処理（測定したデータか

溶接金属の 1 dpa 照射材について，g=［011］とg=［200］の２条件により同位置で撮影した転位ルーらアトムマップを再構築するコンピュータ処理）を

プの暗視野像を図５に示す．図中に丸印で示した位行った．

置で白いドット状に観察されるコントラストが転位
ループの像である．g=［011］と g=［200］では，

2.3 超微小硬さ試験観察される転位ループの位置が一致していない．転収集したデータは，質量／電荷比ごとに元素の種

超 微 小 硬 さ 試 験 機（ エ リ オ ニ ク ス 社 製 ENT-

位ループの像のコントラストは，バーガースベクト
ル b（転位ループが存在することにより生じる原子

2100）を用いて，イオン照射に伴う硬さの変化を測

位置のずれの方向と量）と電子線回折方向 g との方定した．照射量が深さ方向に分布を持つため，硬さ位関係により変化する．BCC 金属において転位ルーも深さ方向に異なると考えられる．超微小硬さ試験

プのコントラストに上記の違いが生じる場合，転位ループのバーガースベクトルは b=a〈100〉である（10）．

では一般に広く用いられているビッカース硬さ試験と同様に，圧子の押込み深さの４倍程度の深さまで（11）の領域について平均的な硬さが測定される．試

験片表面より押込み深さを 150 nm に制御して圧子

そこで，本研究では観察される転位ループは全て
バーガースベクトル b=a〈100〉の転位ループであるを押し込み，荷重と押込み深さの最大値からマルテと仮定し，数密度については，g=［011］の条件で観察される b=a［010］と b=a［001］の転位ループに，ンス硬さを測定した．なお，硬さは圧痕形成面の結観察されない b=a［100］の転位ループの数を含め（a）g =［011］（b）g =［200］白丸印は g =［011］の条件で観察される転位ループの位置を，黄丸印は g =［200］で観察される転位ループの位置を示す．なお，電子線の入射方向は B =［011］である．
図５

転位ループの暗視野像（溶接金属の 1 dpa 照射材）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑9158‫ە‬㧗 Cu Ⅳ⣲㗰㸦0.5wt%Cu㸧‫ ی‬FeCu ྜ㔠㸦0.5wt%Cu㸧
‫ ی‬HAZ㸦0.05wt%Cu㸧‫⁐ڦ‬᥋㔠ᒓ㸦0.2wt%Cu㸧

6

6

5

5

N l㸦u10 22 m-3㸧

4
3
2
1

4
3
2

|

1

0

ᮍ↷ᑕ
0.001

0
0.01

0.1
↷ᑕ㔞㸦dpa㸧

1

0.001
ᮍ↷ᑕ

0.01

0.1

1

↷ᑕ㔞㸦dpa㸧

（a）平均直径 dl の変化
誤差範囲は測定値の上限と下限を示す．
図６|dl㸦nm㸧

‫ە‬ప Cu Ⅳ⣲㗰㸦0.01wt%Cu㸧‫ ڸ‬FeMnSiCu ྜ㔠㸦0.5wt%Cu㸧⁐᥋㒊 ‫ ە‬ẕᮦ㸦0.05wt%Cu㸧（b）数密度 Nl の変化

照射に伴う転位ループの平均直径と数密度の変化

るため，数を 1.5 倍にして行った．

たため，再帰的探索アルゴリズムに基づくクラスタ

転位ループの平均直径と数密度の照射量に対する解析を実施し，溶質原子のクラスタリングを定量的変化を図６に示す．直径 1 〜 5 nm の転位ループがに検討した．この方法は，原子炉圧力容器に中性子観察され，平均直径は 2 〜 3 nm であった．高照射照射で形成する Cu リッチ析出物等の溶質クラスタ

量ほど大きな転位ループが観察される傾向があったの解析に使用される方法である．本解析の手順は，が，照射量に対する平均直径の変化は明確には認め（1）溶質クラスタを構成するコア原子を定義し，設られなかった．数密度は1022 m‑3 のオーダーであり，定した距離（以下，コア原子連鎖距離と呼ぶ）以内

照射量が増すと増加した．しかし，その変化は緩やにあるコア原子の連鎖からクラスタのコアを抽出すかであり，高 Cu 炭素鋼では照射量が 0.01 dpa からる，（2）溶質クラスタを構成するコア原子から設定

1 dpa に 100 倍に増加しても数密度は２倍にしか変した距離（以下，周辺原子抽出距離と呼ぶ）以内に化しなかった．本照射条件では，転位ループの形成

あるその他の原子（以下，周辺原子と呼ぶ）を抽出

は 0.01 dpa 程度の低照射量から飽和傾向にあると考する，（3）周辺原子のうち，一定の距離内にある

えられる．
平均直径に対する材料組成の影響は明確には認められず，数密度に対しても，薄膜試料の厚さに関する測定誤差を考慮すると，材料組成の影響は明確には認められなかった．
（2）APT 分析
高 Cu 炭素鋼の 1 dpa 照射材について得られたア
トムマップを図７に示す．Fe，Mn，Si，Cu についてマップを示した．なお，アトムマップの z 方
向長さを最適化するために，３次元像形成処理においては Evaporation Field = 30.0 V/nm と Image
Compression Factor = 1.0 を用いた．Mn と Si および Cu 原子に濃度の高い箇所があり，原子が近接している様子が認められたが，明瞭な溶質クラスタは

43 × 42 × 213 nm

認められなかった．
Mn，Si，Cu 原子が近接している傾向が認められ

図７

アトムマップ（高 Cu 炭素鋼の 1 dpa 照射材）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑9コア原子の数が設定した値に満たないものを取り除

159

100

辺原子抽出距離，周辺原子の一部の除去条件の各パ,で使用された
ラメータについては，先行研究（12）（13）パラメータを参考にして，クラスタが適切に抽出できる値を設定した．コア原子は Mn，Si，Cu とし，コア原子連鎖距離と周辺原子抽出距離は 0.6 nm とࢡࣛࢫࢱ⤌ᡂ㸦at%㸧

く．設定が必要なコア原子，コア原子連鎖距離，周
80

60

40

20

‫ڦ‬Fe ‫ڦ‬Mn ‫ڦ‬Si ‫ڦ‬Cu ‫ࡢࡑڦ‬௚

し，周辺原子の一部の除去条件については 0.5 nm以内に２個以下しかコア原子を含まない場合とし0た．また，溶質クラスタとして扱うコア原子の最小数は 20 個とした．なお，FeCu 合金については，コ
ア原子は Cu，コア原子連鎖距離と周辺原子抽出距
離は 0.7 nm，溶質クラスタとして扱うコア原子の最小数は 10 個，周辺原子の一部の除去条件については 0.5 nm 以内に２個以下しかコア原子を含まない場合とした．

図８

1 dpa 照射材における溶質クラスタの平均組成

溶質原子の量に関係することが分かった．
溶質クラスタの平均直径と数密度および平均直径と数密度から算出した体積率の照射量に対する変化

溶質クラスタの大きさは，クラスタの回転半径を図９に示す．溶質クラスタの直径は，FeCu 合金を乗じたギニエ直では１〜 2 nm であり，それ以外の材料では２〜 4（Radius of Gyration）に（14）．解析によりnm であった．平均直径については，照射量が増し抽出された溶質クラスタのうち，クラスタの重心かても明確な変化は認められなかった．溶質クラスタ

ら原子マップの外周までの距離がギニエ半径以下のの直径は，Cu 濃度が 0.01 〜 0.5wt% の範囲で変化しものは，クラスタの一部しか原子マップに含まれなても大きく変化しないが，Mn と Si が含まれない場い可能性があるため，溶質クラスタの直径と平均組合は小さくなることが分かった．

径（Guinier diamter）で定義した成の計算には使用しなかった．未照射材でも溶質原数密度については，1022 〜 1024 m‑3 のオーダーで，子の濃度が高くなると，濃度の揺らぎによって局所照射量が増すにつれて増加する傾向が認められた．

的に溶質原子濃度の高い箇所が溶質クラスタとして

低 Cu 炭素鋼と比較して高 Cu 炭素鋼の方が高く，抽出されることがある．本研究では，数個程度の抽

Cu 濃度が高い炭素鋼では溶質クラスタの形成が促

出数については未照射材で抽出される濃度揺らぎに進されることが分かった．また，高 Cu 炭素鋼とよる溶質クラスタと区別できないとし，５個以上のFeMnSiCu 合金を比較すると，モデル合金の方が低溶質クラスタが抽出されたデータについて，平均組照射量から溶質クラスタが形成し易いが，照射量が成と直径および数密度を求めた．

高くなると実用鋼でも同程度の溶質クラスタが形成

溶質クラスタは，実用鋼では 1 dpa 照射後に形成されることが分かった．FeMnSiCu 合金と FeCu 合が認められたが，モデル合金では 0.1 dpa 照射で形

金では，FeCu 合金の方が１桁高い数密度を示して成が認められた．1 dpa 照射材における溶質クラス

おり，材料の組成が単純になるほど，溶質クラス

タの平均組成を図８に示す．Mn，Si，Cu 原子を含タの形成は促進されることが分かった．溶接部にむ溶質クラスタが，FeCu 合金以外の材料で認めらついては，HAZ と溶接金属で溶質クラスタが抽出れ， 組 成 比 は Mn が 10 〜 15%，Si が 10% 程 度，Cu

された．HAZ と比較して溶接金属では１桁多く溶が 10% 以下であり，FeCu 合金では Cu の割合は 30

質クラスタが抽出されており，母材や HAZ に比べ〜 40% であった．材料中の Cu 濃度が増えるにつれて Mn と Si および Cu の濃度が高いことが関係してて，溶質クラスタに含まれる Cu 濃度も高くなる傾いると考えられる．モデル合金を除くと，溶接金属向が認められた．また，Si が比較的多い溶接金属でで最も多く溶質クラスタが形成されることが分かっ

は，溶質クラスタに含まれる Si 濃度も高くなった．

た．

主要元素の化学組成が同じである高 Cu 炭素鋼と体積率については，平均直径が照射量や材料組成

FeMnSiCu 合金では溶質クラスタの平均組成も類似に対して明確な変化を示していないため，数密度としており，溶質クラスタの組成比は材料に含まれる同様の傾向を示した．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑9160‫ە‬ప Cu Ⅳ⣲㗰㸦0.01wt%Cu㸧‫ ڸ‬FeMnSiCu ྜ㔠㸦0.5wt%Cu㸧‫ە‬㧗 Cu Ⅳ⣲㗰㸦0.5wt%Cu㸧‫ ی‬FeCu ྜ㔠㸦0.5wt%Cu㸧⁐᥋㒊 ‫ ە‬ẕᮦ㸦0.05wt%Cu㸧

‫ ی‬HAZ㸦0.05wt%Cu㸧
1.E+25

4
3



N c㸦m -3㸧d c㸦nm㸧‫⁐ڦ‬᥋㔠ᒓ㸦0.2wt%Cu㸧



2


1.E+24
1.E+23

0

ᮍ↷ᑕ
0.001

0.01

0.1

1

1.E+22

ᮍ↷ᑕ
0.001

|

|

1

0.01

0.1

1

↷ᑕ㔞㸦 dpa㸧

↷ᑕ㔞㸦dpa㸧

（a）平均直径 dc の変化
誤差範囲は測定値の上限と下限を示す．

（b）数密度 Nc の変化

5

V f㸦u10-3㸧

4
3
2

|

1
0

ᮍ↷ᑕ
0.001

0.01

0.1

1

↷ᑕ㔞㸦 dpa㸧

（c）体積率 Vf の変化
図９

照射に伴う溶質クラスタの平均直径と数密度および体積率の変化

10 に示す．硬さの増加量については，未照射材か3.2 超微小硬さ

らの硬さの増加分を示した．硬さは未照射材では２〜 3 GPa であったが，照射により３〜 4 GPa まで増照射量に対する硬さと硬さの増加量の変化を図‫ە‬ప Cu Ⅳ⣲㗰㸦0.01wt%Cu㸧‫ ڸ‬FeMnSiCu ྜ㔠㸦0.5wt%Cu㸧⁐᥋㒊 ‫ ە‬ẕᮦ㸦0.05wt%Cu㸧

加した．

‫ە‬㧗 Cu Ⅳ⣲㗰㸦0.5wt%Cu㸧‫ ی‬FeCu ྜ㔠㸦0.5wt%Cu㸧
‫ ی‬HAZ㸦0.05wt%Cu㸧‫⁐ڦ‬᥋㔠ᒓ㸦0.2wt%Cu㸧
1.5

2.0

1.0
0.001
ᮍ↷ᑕ

0.01

0.1
↷ᑕ㔞㸦dpa㸧

1（a）硬さの変化
誤差範囲は測定値の上限と下限を示す．
図 10

1.0

0.5

0.0
0.001
ᮍ↷ᑕ

|

◳ࡉࡢቑຍ㔞㸦GPa㸧

3.0|◳ࡉ㸦GPa㸧

4.0

0.01

0.1
↷ᑕ㔞㸦dpa㸧

（b）硬さの増加量の変化

照射に伴う硬さおよび硬さの増加量の変化

1

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑9

照射量 0.1 dpa までの硬さの増加量には，材料組成による明確な違いは認められなかった．1 dpa ま161

は溶質クラスタの形成挙動と関係するものと考えられる．

で照射すると，低 Cu 炭素鋼で増加量が低下し，高照射欠陥の形成による硬化を表すモデルとして，

Cu 炭素鋼と FeMnSiCu 合金では幾分の増加が認め

オロワンモデルがある（15）．炭素鋼の照射硬化にはられた．Cu 濃度が高い材料では，高照射量でも硬転位ループと溶質クラスタの形成が寄与しており，化が継続する傾向にあることが分かった．高 Cu 炭

２個の硬化因子が存在する場合，硬化に対するそれ

素鋼と FeMnSiCu 合金では主要な化学組成は同じ

らの寄与の合算は次式で示す二乗和の平方根で仮定であるが，C や P，S 等の不純物濃度が異なっておする考え方がある（16）．

り，実用鋼に比べてモデル合金の方が硬さの増加量が大きくなることが分かった．モデル合金を用いたοɒ ൌ ඥሺο߬௟ ሻଶ ൅ ሺο߬௖ ሻଶ㸪

照射脆化の評価は，安全側の評価となる可能性が考ο߬௟ ൌ ߙ௟ ߤ ܾඥܰ௟ ݀௟ 㸪

えられる．ただし，FeMnSiCu 合金と FeCu 合金でο߬௖ ൌ ߙ௖ ߤ ܾඥܰ௖ ݀௖（1）

は，照射による硬さの増加量は FeMnSiCu 合金の方が大きく，Mn と Si が含まれなければ照射による

ここで，ǻĲ は硬化因子によるせん断強度の増加値

硬さの増加量は小さくなることが分かった．溶接部については，未照射材では溶接金属が最も硬く，を示し，降伏応力の増加量に相当する．なお，添え字の l は転位ループを，c は溶質クラスタを示し，

1 dpa 照射後の硬さも溶接金属が最も大きかった．

ǻĲl と ǻĲc はそれぞれの寄与分である．Į は欠陥の種

オーバーパックでは，溶接材料からの Cu 混入を含類やサイズにより異なる硬化係数であり，転位ルーめ，溶接金属の部分で照射脆化が最も大きくなる可プについてはサイズに応じて 0.2 〜 0.5 程度（16），溶能性が高いことが示唆される．

,の値であるこ質クラスタについては 0.1 程度（17）（18）とが知られている．N と d はそれぞれの欠陥の数密

4. 考察度と平均直径である．ȝ は剛性率，b はバーガース
ベクトルの大きさであり，純 Fe での値（19） として炭素鋼を 90℃の低温で照射すると，直径が数 nm

それぞれ 80 GPa と 0.25 nm を用いた．なお，炭素の転位ループと Mn，Si，Cu 原子を含む溶質クラス

鋼とモデル合金では剛性率とバーガースベクトルのタが形成され，硬さが増加した．硬さの増加量は，大きさは同じではないが，組成の大部分は Fe であ

照射量 0.1 dpa までは飽和傾向を示すことはなかっり，結晶構造も BCC であることから大きな違いはたが，照射量 1 dpa では飽和する傾向が見られ，Cu

ないと考えられる．

濃度が高い材料では高照射量でも硬さがわずかに増式（1）を用いて，転位ループと溶質原子クラスタ

加する傾向にあった．また，実用鋼に比べてモデの形成によるせん断強度の増加値（ǻĲ）を求め，硬ル合金では硬さの増加量が大きくなったが，Mn やSi が含まれない場合は，照射による硬さの増加量が小さくなった．これらの硬さの増加量に認められた‫ە‬ప Cu Ⅳ⣲㗰㸦0.01wt%Cu㸧‫ە‬㧗 Cu Ⅳ⣲㗰㸦0.5wt%Cu㸧‫ ڸ‬FeMnSiCu ྜ㔠㸦0.5wt%Cu㸧‫ ی‬FeCu ྜ㔠㸦0.5wt%Cu㸧⁐᥋㒊 ‫ ە‬ẕᮦ㸦0.05wt%Cu㸧

‫ ی‬HAZ㸦0.05wt%Cu㸧

材料組成による変化は，溶質クラスタの形成挙動に‫⁐ڦ‬᥋㔠ᒓ㸦0.2wt%Cu㸧

認められた材料組成による傾向と一致する．溶質ク
くなる傾向にあり，実用鋼に比べてモデル合金の方が高い傾向にあった．また，平均直径は Mn や Si が含まれない FeCu 合金では小さくなった．溶接部では溶接金属が 1 dpa 照射後に最も硬くなったが，溶1.5◳ࡉࡢቑຍ㔞 㸦GPa㸧

ラスタの数密度も，Cu 濃度が高いと高照射量で高1.0

ο ൌ ͲǤͲͲͻ͸ ൈ οɒ0.5

質クラスタの数密度は母材や HAZ と比較して溶接
0.0

金属で高くなっており，硬化挙動と溶質クラスタの50

形成挙動が対応する．転位ループについては，平均
直径と数密度に材料組成による明確な影響は認められておらず，硬さの増加量における材料組成の影響

70

90

110

130

150

ࡏࢇ᩿ᙉᗘࡢቑຍ್ 㸦MPa㸧

図 11

硬さの増加量（ǻH）と転位ループと溶質クラス
タによるせん断強度の増加値（ǻĲ）との関係

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑9162

さの増加量（ǻH）との関係を図 11 に示した．なお，
Į 値については，各点の直線関係が最も良くなるよ文

献うに決定した．決定した Į 値は，転位ループが 0.5，
溶質クラスタが 0.05 であり，転位ループについては（1） 包括的技術報告：わが国における安全な地層

これまでの値の範囲内である．一方，溶質クラスタ処分の実現−適切なサイトの選定に向けたについては小さい．これは，本研究で抽出された溶セーフティケースの構築−レビュー版 , 原子質クラスタは，アトムマップ上で明瞭に認められる

力発電環境整備機構（2018）．

ほど溶質原子が近接しておらず，個々のクラスタが（2） わが国における高レベル放射性廃棄物地層処硬化に及ぼす寄与は小さいことを示唆する．図 11分の技術的信頼性 ‐ 地層処分研究開発第２中に示した直線は，最小二乗法より求めた回帰直線

次取りまとめ−分冊 2 地層処分の工学技術，であり，関係式を以下に示す．

核燃料サイクル開発機構（1999）．

ο ൌ ͲǤͲͲͻ͸ ൈ ο߬（2）2（3） H. Asano, M Aritomi, “Long-term integrityof waste package final closure for HLW

決定係数 R は 0.438 で，標準偏差は 0.15 GPa であっgeological disposal,（VI）consistency of the

た．炭素鋼の低温照射における脆化因子が転位ルー

structural integrity evaluation model for theプと溶質クラスタであることを明らかにし，ミクロ

weld joint,” J. Nucl. Sci. Technol., Vol.47, P.70

組織と硬さの変化に対する材料組成の影響を明らか（2010）．

にした．

（4） 本間信之，千葉恭彦，櫻井憲治，“ 銅−炭素鋼複合オーバーパックの試作 ,” JNC TN8400

5. まとめ99-049（1999）．
（5） 原 子 炉 構 造 材 の 監 視 試 験 方 法 JEAC4201-

炭素鋼の実用鋼とそのモデル合金および溶接部に2007，日本電気協会（2008）．

90℃で Fe イオン照射を行い，ミクロ組織と硬さの（6） K. Fukuya, “Current understanding of

変化を調べ，炭素鋼の低温照射における脆化因子を

radiation-induced degradation in light water

同定するとともに，脆化因子に対する材料組成の影

reactor structural materials,” J. Nucl. Sci.

響を明らかにした．

Technol., Vol.50, P.213（2013）．
（7） Irradiation Embrittlement of Reactor

・炭素鋼の低温照射における脆化因子は，転位ルー

Pressure Vessels（RPVs）in Nuclear

プと溶質クラスタであることを明らかにした．

Power Plants, Eds., N. Soneda, Woodhead

・Mn，Si，Cu 濃度が高い材料や溶接金属では，

Publishing（2015）．

照射に伴う溶質クラスタの形成が促進され，硬（8） R.B. Jones, T.J. Williams, “The dependence

さの増加量が大きくなることが分かった．転位of radiation hardening and embrittlement on

ループの形成については，材料組成による明確

irradiation temperature,” Eﬀects of Radiation

な違いは認められなかった．

on Materials: 17th International Symposium,

・硬さの増加量（ǻH）と転位ループおよび溶質
クラスタの形成によるせん断強度の増加値（ǻĲ）の関係式として，ǻH=0.0096 × ǻĲ を得た．

ASTM STP 1270, ASTM, P.569（1996）．
（9） J.F. Ziegler, J.P. Biersack, U. Littmark, “The
Stopping and Range of Ions in Solidsm,”
Pergamon, New York（1985）．

謝辞（10） K. Fujii, K. Fukuya, “Characterization of
defect clusters in ion-irradiated A533B steel,”

本研究は，経済産業省資源エネルギー庁からの委

J. Nucl. Mat., Vol.336, P.323（2005）．

託による「平成 29 年度高レベル放射性廃棄物等の（11） 微小試験片材料評価技術の進歩 , 日本原子力

地層処分に関する技術開発事業（処分システム工学

学会「微小試験片材料評価技術」研究専門委

確証技術開発）」の成果の一部である．

員会（1992）．
（12） K. Fujii, K. Fukuya, T. Hojo, “Eﬀects of dose

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑9

rate change under irradiation on hardening
and microstructural evolution in A533B
steel,” J. Nucl. Sci. Technol., Vol.50, P.160（2013）．
（13） K. Fujii, K. Fukuya, R. Kasada, A. Kimura,T. Ohkubo, “Effects of tensile stress on Cuclustering in irradiated Fe-Cu alloy,” J. Nucl.
Mat., Vol.458, P.281（2015）．
（14） M.K. Miller, “Atom Probe Tomography:
Analysis at the Atomic Level,” Kluwer
Academic, New York（2000）．
（15） G.S. Was, “Fundamentals of radiationmaterials science: Metals and Alloys,”
Springer, New York（2017）．
（16） G.E. Lucas, “The evolution of mechanicalproperty change in irradiated austenitic
stainless steels”, J. Nucl. Mat., Vol.206, P.287（1993）．
（17） T. Toyama, Y. Nozawa, W.V. Renterghem,
Y. Matsukawa, M. Hatakeyama, Y. Nagai,
A.A. Mazouzi, S.V. Dyck, “Irradiation-induced
precipitates in a neutron irradiated 304
stainless steel studied by three-dimensional
atom probe,” J. Nucl. Mat., Vol.418, P.62
（2011）．
（18） 宮原勇一，西田憲二，陳思維，藤井克彦，“ 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伏強度の相関 ,” 日本原子力学会
2018 年秋の大会，1C16（2018）．
（19） 改訂４版（2004）．

金属データブック，日本金属学会

163

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑10

164

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
Study on Ultrasonic Testing Conditions for an Axial Flaw
in a Taper of an Elbow on Weld Piping
隆一（Ryuichi Ichiki）＊1

遠藤賢（Ken Endoh）＊2

正一（Shoichi Tsutsumida）＊3

石田仁志（Hitoshi Ishida）＊1

市来
堤田

要約
加圧水型原子炉（PWR）の一次冷却材管等に使用されている鋳造ステンレス鋼は，その結晶構造により超音波の散乱や減衰が大きいため超音波探傷試験は困難であるとされていたが，INSS は大型２振動子探触子を用いた自動超音波探傷装置を開発した．しかし，この探触子では，
探触子を走査できないエルボ傾斜部直下にある軸方向欠陥面の正面からは探傷できない．そこで，フェーズドアレイ技術を用いて，配管溶接部の走査不可範囲下部にある軸方向欠陥面に斜めから超音波を入射した場合の欠陥の検出の可能性について，超音波探傷シミュレーションおよび鋳造
ステンレス鋼試験体を用いた超音波探傷試験により検討した．その結果，探傷試験では欠陥からのエコーと判断できるような受信信号は得られなかった．しかし，シミュレーションでは欠陥からのエコーと判断できるような解析結果を得た．また，凹凸のある欠陥面からのエコーは平坦な欠陥面からのエコーより振幅が大きいことがわかった．このことから，走査不可範囲下部にある軸方向欠陥面に斜めから超音波を入射し欠陥を探傷できる可能性と，鋳造ステンレス鋼の疲労
き裂のような凹凸のある欠陥面からの散乱波により欠陥を検出できる可能性を見いだした．
キーワード

超音波探傷試験，鋳造ステンレス鋼，フェーズドアレイ技術，走査不可範囲，
超音波探傷シミュレーション

Abstract
Ultrasonic testing has been thought to be diﬃcult to apply to cast stainless steel
which is used for reactor coolant pipes or other components in pressurized water reactors（PWRs）,
because of the large scattering and attenuation of ultrasonic waves caused by the material crystal
structure. Therefore, an automatic ultrasonic testing system using a twin crystal transducer wasdeveloped in INSS. However, axial ﬂaws in a surface directly under the slant of elbows cannot
be scanned head on with this probe. Therefore, the possibility of detecting axial ﬂaws in this
impossible-to-scan zone on weld piping is studied in the case that ultrasonic waves are incident
at an angle to the surface with the ﬂaws with a phased array technique. An ultrasonic testing
simulation and some experiments with cast stainless steel were carried out. The experiments
did not provide received signals that could be judged as an echo from ﬂaws. However, in theultrasonic testing simulation, analysis results that could be judged as an echo from ﬂaws weregot. In addition, it was found that the echo from the uneven ﬂaw surface had a larger amplitude
than the echo from the ﬂat ﬂaw surface. From this, the possibility was found that ultrasonicwaves could be obliquely incident on an axial ﬂaw surface in the impossible-to-scan zone and theﬂaw could be tested, and there was a possibility that the ﬂaw could be detected by scatteredwaves from an uneven ﬂaw surface such as a fatigue crack in cast stainless steel.
Keywords

ultrasonic testing, cast stainless steel, phased array, inaccessible zone, ultrasonic testing
simulation＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊ 2 非破壊検査（株） 元 技術本部 現在 大阪事業本部＊ 3 非破壊検査（株） 技術本部

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑10

165

（10）
傷試験規程（JEAC4207-2008）」
では，配管の周1. はじめに方向と軸方向の両方向から探傷することが要求さ
加 圧 水 型 原 子 炉（Pressurized Water Reactor,

れている．探触子を配置して走査できないエルボ

PWR）の原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する

テーパ部すなわち走査不可範囲の下部の欠陥に対し１次冷却材管等の溶接部は，供用期間中検査としてて，周方向欠陥を対象とする軸方向探傷は可能であ（1）．１次冷却材るが，軸方向欠陥を対象とする周方向探傷は幾何学

管等の配管溶接部の体積試験としては超音波探傷試的配置により探傷することができない．以降でその験が広く用いられている．

理由を説明する．なお，このような，幾何学的形状

体積試験の実施が要求されている

１次冷却材管やポンプケーシングなどに使用されている鋳造ステンレス鋼は，図１に示すように鍛造等の理由で構造上検査が困難な箇所の検査は免除
される（1）．

ステンレス鋼と比較して非常に大きな結晶粒と異方性を有している．大きな結晶粒の結晶粒界では小さ10mm

な結晶粒と比較して超音波を激しく散乱，減衰させ，その散乱により戻ってくる超音波がノイズとして現れるため SN 比（signal-to-noise ratio）が低下し，

㍈᪉ྥ

ᯈ
ཌ
᪉
ྥ

ෆ㠃

の伝搬方向を偏向させ欠陥位置の誤認等を発生させ

䝔䞊䝟㒊

C

D

欠陥検出性が低下する．また，結晶異方性が超音波⁐᥋Ṇ➃㒊䠖య✚ヨ㦂⠊ᅖ
䠄A-B-C-D䠅る．このため，鋳造ステンレス鋼に超音波探傷試験を適用するのは困難であるとされていた．そこで，

B

A

図２

テーパのある配管溶接部の体積試験範囲

原子力安全システム研究所（INSS）では，鋳造ス
テンレス鋼を対象とした超音波探傷技術の開発に着先ず，超音波探傷試験による欠陥の検出方法を説

手し，実機適用可能な大型２振動子探触子を用いた明する．
図３に超音波探傷試験の斜角探傷法を示す．

自動探傷システムを開発した（2）〜（9）．

欠陥は，探触子から送信され欠陥面と底面で反射した超音波を受信することで検出される．
このように，

㘫㐀䝇䝔䞁䝺䝇㗰 ⁐᥋㒊㗪㐀䝇䝔䞁䝺䝇㗰

反射を利用するため，探触子の中心線が欠陥面に垂᥈ゐᏊḞ㝗ఏᦙ䛩䜛㉸㡢Ἴ䛾㍈（1）試験体を横から見た図

0

2
図１

4

6

8

10 (cm)ステンレス鋼溶接部の組織

Ḟ㝗図２に供用期間中検査で実施するテーパのある配

1᣺ືᏊ
᥈ゐᏊ

管溶接部の体積試験範囲（1）を示す．体積試験範囲
は図の A-B-C-D（赤線）で囲まれた範囲で，軸方向ཷಙに溶接部の両側の溶接止端部から 10 mm，板厚方㏦ಙ

向に配管外面から内面まで，周方向に全周の範囲である．しかし，エルボテーパ部上に探触子を配置して走査することはできない．一方，「軽水型原子力
発電所用機器の供用期間中検査における超音波探

2᣺ືᏊ
᥈ゐᏊ

（2）試験体を上から見た図
図３

斜角探傷法による欠陥検出方法

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑10166

直な欠陥以外，すなわち探触子の正面の位置にある等を行い健全性を確認している（11）．しかし，更な欠陥以外はエコーを検出するのが難しくなる．

る原子力発電所の安全性向上の観点から検査が困難

軸方向探傷では，探触子と欠陥の位置関係が図４な箇所の低減を図り，残余のリスクを小さくするこのようになる．図４下部のエルボテーパ部と配管のとが望ましい．また，超音波を欠陥面に対して斜め境界の破線は，探触子がエルボテーパ部に接近できに入射したとき，欠陥面が平坦であれば，反射したる限界の線（以下「接近限界線」という）である．

調音波は探触子に戻らないが，実際の欠陥面には凹

探触子が接近限界線に接するときの入射点（接近限凸があり，その凹凸により散乱波が生じる．これら

界時の入射点）から体積試験範囲のエルボ側境界まから，欠陥面の凹凸により生じる散乱波が探触子にでが探触子の走査不可範囲である．図４に示すとお戻る（12）ことを想定して，走査不可範囲下部にある

り，周方向欠陥が走査不可範囲下部にある場合でも，

軸方向欠陥に対して斜めから超音波を入射した場合

欠陥の正面から探傷可能である．一方，周方向探傷の検出の可能性の追究に取り組んでいる．
本報では，

では，
探触子と欠陥の位置関係が図５のようになる．

超音波を斜めに入射する方法として超音波ビームの接近限界線に接する探触子の中心線上よりエルボ側

焦点を任意の位置に設定できるフェーズドアレイ技の走査不可範囲下部に軸方向欠陥がある場合は欠陥術に着目し，超音波探傷シミュレーション及び鋳造の正面から探傷できない．

ステンレス鋼を用いた超音波探傷試験により検討を行った結果を報告する．

2. 想定欠陥位置と探触子位置の選定

᥋㏆㝈⏺᫬䛾ධᑕⅬ᥈ゐᏊ䛾᥋㏆㝈⏺⥺

配管溶接部は，想定できる形状の中でエルボによయ✚ヨ㦂⠊ᅖቃ⏺

る走査不可範囲が最も広くなる，溶接止端部からエルボテーパ部が始まる形状とした．図６に配管溶接

࿘᪉ྥḞ㝗
䠄ෆ㠃䠅

㍈᪉ྥ᥈യ

部の軸方向断面を示す．探触子がエルボに接近できる限界の位置（以下「接近限界位置」という）にあ

2᣺ືᏊ
᥈ゐᏊ
㉸㡢Ἴ䝡䞊䝮㓄⟶䛾୰ᚰ⥺䠖 య✚ヨ㦂⠊ᅖるとき，軸方向欠陥が探触子から最も遠い位置すな䠖 䜶䝹䝪䝔䞊䝟㒊

わち体積試験範囲のエルボ側境界上の内面にあると㉮ᰝ୙ྍ⠊ᅖ

図４想定した．

軸方向探傷における探触子と欠陥の位置関係

想定欠陥と探触子位置の幾何学的関係を検討す
る．図６のように接近限界位置にある探触子の中心᥈ゐᏊ䛾᥋㏆㝈⏺⥺O と欠陥の中心 P との線分 OP を送受信超音波ビーయ✚ヨ㦂⠊ᅖቃ⏺

ムの中心線とし，このときの探触子中心 O を送受
信超音波ビームの入射点とする．図７に周方向の探

㍈᪉ྥḞ㝗
䠄ෆ㠃䠅

触子の軌道と欠陥との位置関係を示す．入射点 O を㉸㡢Ἴ䝡䞊䝮
䛾୰ᚰ⥺含む接平面上に投影した探触子の中心線と送受信超音波ビームの中心線とがなす角をスキュー角 Ș と定義し，探触子位置がスキュー角 Șn の場合の入射点を OȘn とする．探触子を周方向に移動させて探傷す

᥈ゐᏊ
㓄⟶

࿘᪉ྥ᥈യ
䠖 య✚ヨ㦂⠊ᅖ䠖 䜶䝹䝪䝔䞊䝟㒊

射点 OȘn と欠陥中心 P までの座標を幾何学的に計算した．

㉮ᰝ୙ྍ⠊ᅖ

図５るため，周方向の探触子中心の軌道上の各点で，入周方向探傷における探触子と欠陥の位置関係

その中から探触子位置が欠陥からの反射波に与える影響を考慮して２つの入射点位置を選定する．

このような幾何学的形状等の理由で検査が免除さ
（1）
（10）

表１に探触子位置が欠陥からの反射波に与える影響，代替を示す．スキュー角が大きいほど超音波の路程が短措置を講じることが要求されており，事業者は評価

くなり材料減衰の影響を受けにくくなる．一方，スれている箇所については，記録を残し

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑10㏦ಙഃ᥈ゐᏊ

ཷಙഃ᥈ゐᏊ

77
᥈ゐᏊ୰ᚰ䠄ධᑕⅬ䠅O㏦ཷಙ㉸㡢Ἴ䝡䞊䝮
䛾୰ᚰ⥺

䝩䝹䝎䞊
10

67
⁐᥋
㔠ᒓ㒊

167

䜶䝹䝪
䝔䞊䝟㒊
⁐᥋Ṇ➃㒊

య✚ヨ㦂⠊ᅖቃ⏺
Ḟ㝗Ḟ㝗䛾୰ᚰP

図６

配管溶接部軸方向断面
図７

表１
スキュー角

探触子の軌道と欠陥との位置関係

探触子位置が欠陥からの反射波に与える影響

超音波の伝搬距離（路程） 材料減衰の影響の受けにくさ

欠陥面に対する角度

反射波の戻り易さ

大

短い

大

斜め

小

小

長い

小

垂直に近い

大

キュー角が小さいほど送受信超音波ビームの中心線

WAVE を使用し３次元有限要素解析を行った．

の欠陥面に対する角度が垂直に近づき反射波は戻り欠陥の形状は半楕円，寸法は長さ 50 mm，深さやすくなる．これらから，反射波に与える影響が両14 mm，
間伱0.5 mm とし，欠陥面が平坦なモデル（以極端である①「欠陥面に対して垂直に近い条件」と下「EDM スリット」という）と２種類の欠陥面にしてスキュー角 30°および②「路程が短い条件」と凹凸があるモデルを作成した．図 10 に欠陥面に凹してスキュー角 80°を選定した．なお，図７に示す

凸があるモデルのうちの一つである疲労割れ破面モ

とおり，送受信超音波ビームの中心線が配管内面にデルを示す．これは，疲労き裂の割れ面の凹凸によ接するとき欠陥面に対して最も垂直に近くなるが，る反射を想定して，過去に疲労き裂を実寸法計測の路程が長すぎるため，過去の実験結果からスキュー

ために開放した疲労き裂面（12）を三次元計測して欠角30°とした．また，最短の路程となるのはスキュー

陥面を作成したモデルである．図 11 にもう一つの

角 90°であるが，欠陥面に対する角度が０°であり疲労割れ模擬スリットを示す．これは，疲労き裂の反射波が戻らないと予想されるため 80°とした．

代わりに試験体に容易に付与する放電加工（EDM；
electrical discharge machining）欠陥として，三次

3. 超音波探傷シミュレーション

元計測した疲労き裂面の凹凸の山と谷の間隔と高さを模擬し欠陥面を屏風型にしたものである．

3.1 超音波探傷シミュレーションの条件・方法

3.2 解析結果および考察

２つの入射点位置から欠陥面に対して斜めに超音解析の結果得られた受信信号波形より，欠陥から波を入射し欠陥からの受信信号波形を得る超音波伝のエコーの有無を確認した．図 12（1）に欠陥に対し搬解析を実施した．表２に解析条件，図８に入力て垂直に近い位置に探触子を配置したスキュー角

波形，表３に解析の探傷条件，表４にモデルの仕30°の場合の EDM スリット，図 12（2）に疲労割れ破様，表５に材料モデルの物性値，図９に解析モデル

面モデル，図 12（3）に疲労割れ模擬スリットの受信の例を示す．超音波が欠陥まで送信され反射し探触信号波形を示す．縦軸は振幅，横軸は時間（ȝs）を子まで戻るかを確かめるため，均質等方材，材料減示す．その結果，全ての欠陥からのエコーを確認で衰無し，ウェッジは入射角・屋根角とも 0°とした．

きた．しかし，振幅は小さかった．また，欠陥面が解析は市販の超音波伝搬解析ソフトウェア Com

平坦な EDM スリットに比べ，欠陥面に凹凸のある

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑10

168

表２

解析条件

表３

解析の探傷条件

項目

内容

スキュー角（°）

屈折角（°）

焦点深さ（mm）

解析方法

・３次元有限要素解析
・超音波伝搬解析ソフト ComWAVE を使用

30

58.3

69

80

48.6

69

・８節点立方体要素，要素寸法 0.25 mm
解析条件（モデル要素数 約 1.3 億〜 2.2 億）
入力波形

・実際の波形を模擬したパルス入力波
図８参照

表４

モデルの仕様

᣺ᖜ

項目

1

2

3

4

5

᫬㛫 (ȝs)

図８モデルとしたフェーズドアレイ
探触子の仕様・周波数 0.5 MHz・振動子配列 16 × 4・探触子寸法 71.5 × 24.7 mm

モデルとした
ウェッジの仕様・周方向探傷用
接触面の曲率 R418・入射角 0°，屋根角 0°・中央高さ 22.5 mm

鋳造ステンレス鋼
試験体の仕様・外表面の曲率 R418・厚さ 69 mm

入力波形
表５

材料モデル

内容

種別

材料モデルの物性値

縦波音速（m/s）

密度（kg/m3）

横波音速（m/s）

減衰31.15 × 10

3

1.05 × 10

3なし

3.15 × 103

7.85 × 103

なし

等方均質材

2.35 × 10

鋳造ステンレス鋼
試験体

等方均質材

5.77 × 103

14

探触子／ウェッジ

10

50

1

5

᥈ゐᏊ
䜴䜵䝑䝆

図 11

疲労割れ模擬スリット

疲労割れ破面モデルおよび疲労割れ模擬スリットのḞ㝗

図９

解析モデルの例

ヨ㦂య

振幅が大きかった．
図 13（1）に路程が短い位置に探触子を配置したス
キュー角 80°の場合の EDM スリット，図 13（2）に疲
労割れ破面モデル，図 13（3）に疲労割れ模擬スリットの受信信号波形を示す．縦軸は振幅，横軸は時間（ȝs）を示す．その結果，全ての受信信号波形に大きな振幅のノイズが確認された．そのため，入射点から欠陥までの伝搬距離に相当する時刻に現れた信号を欠陥からのエコーと判断した．しかし，その振14

幅は小さかった．
これらから，２種類のスキュー角の条件で，３種類の欠陥からのエコーを確認できた．
また，
スキュー
図 10

疲労割れ破面モデル

角 30°では，欠陥面が平坦な EDM スリットに比べ，

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑10Ḟ㝗䛛䜙䛾䜶䝁䞊

Ḟ㝗䛛䜙䛾䜶䝁䞊

（1）EDM スリット

（1）EDM スリットḞ㝗䛛䜙䛾䜶䝁䞊

Ḟ㝗䛛䜙䛾䜶䝁䞊

（2）疲労割れ破面モデル（2）疲労割れ破面モデル

Ḟ㝗䛛䜙䛾䜶䝁䞊

Ḟ㝗䛛䜙䛾䜶䝁䞊

（3）疲労割れ模擬スリット
図 12

解析結果 受信信号波形（スキュー角 30°）169（3）疲労割れ模擬スリット
図 13

解析結果 受信信号波形（スキュー角 80°）

欠陥面に凹凸のある疲労割れ破面モデルおよび疲労

イズ（以下「周り込みによるノイズ」という）と考割れ模擬スリットの振幅が大きかったことから，欠えられる．このノイズにより欠陥からのエコーの識陥と想定する疲労き裂のように欠陥面に凹凸がある

別は困難であると予想される．以上から，探傷試験

場合，その凹凸による散乱波を検出できる可能性をでは欠陥の検出は困難であることが予想される．な見いだした．

お，スキュー角 80°において，入射点から欠陥まで

しかし，全ての欠陥からのエコーの振幅が小さいの伝搬距離に相当する時刻に現れた信号を各欠陥かため，材料減衰や材料ノイズの影響がある鋳造ステ

らのエコーと判断したが，各振幅に差がないことか

ンレス鋼試験体を用いた実験では，材料ノイズより

ら周り込みによるノイズであることを否定できない

エコー高さが低くなることが予想される．また，スため，今後確認する必要がある．

キュー角 80°で確認されたノイズは，スキュー角が大きいと，受信側探触子の下を通る送信波の一部が直接受信側探触子で受信されることにより生じたノINSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑10

170

4. 鋳造ステンレス鋼試験体を用いた
超音波探傷試験

うに付与した．

4.1.2 探触子とウェッジ
4.1 試験体および試験方法
図 15 にフェーズドアレイ探触子の外観，図 16 に

4.1.1 試験体

ウェッジの外観，表６にフェーズドアレイ探触子の仕様，表７にウェッジの仕様を示す．シミュレー

図 14 に使用した鋳造ステンレス鋼試験体を示す．

ションと同じ周波数 0.5 MHz，配列 16 ×４のマト

実機を模擬した外表面の曲率 R418，厚さ 70 mm のリクスアレイ探触子２個で構成される送受信分割型

鋳造ステンレス鋼にシミュレーションと同じ形状のフェーズドアレイ探触子を使用した．また，シミュ

EDM スリットと疲労割れ模擬スリットの２個を放レーションと同じ入射角，屋根角０°のウェッジを電加工によりスリットの長さ方向が軸方向となるよ

使用した．

50 30

14

30 50

204

EDM䝇䝸䝑䝖

⑂ປ๭䜜ᶍᨃ䝇䝸䝑䝖

70

580

A-A᩿㠃

図 15

フェーズドアレイ探触子490（1）寸法図⑂ປ๭䜜ᶍᨃ䝇䝸䝑䝖
図 16

EDM䝇䝸䝑䝖
ෆ㠃
ෆ㠃

ウェッジ

（2）外観写真
図 14

表６

鋳造ステンレス鋼試験体

フェーズドアレイ探触子の仕様

項目

仕様

表７

ウェッジの仕様

項目

仕様

周波数

0.5 MHz

寸法

100 mm × 100 mm

振動子数

64

高さ（中央部）

22.5 mm

振動子配列（前後方向×左右方向）

16 × 4

接触面の曲率

周方向探傷用 R418.5

ウェッジ入射角0°

ウェッジ屋根角0°

探触子外形寸法
84 mm × 48 mm × 30 mm（前後方向×左右方向×高さ）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑10

4.1.3 試験方法

171

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Ỉᖹ㠃

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表８に探傷条件を示す．シミュレーションと同様に焦点深さは69 mm，スキュー角30°で屈折角58.3°，
スキュー角 80°で 48.6°とした．探触子の走査には，

᩿㠃

２次元方向に移動できる走査スキャナを用いた．走

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査方向は，軸方向欠陥に対して垂直方向である周方向とした．測定には，Zetec 社製フェーズドアレイ
超音波探傷装置 DYNARAY® と制御・データ収集

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（1）スキュー角 30°疲労割れ模擬スリット

ソフト UltraVision® を使用した．超音波信号の送受信を行うと同時に受信信号波形とその探傷位置情報をパーソナルコンピュータに保存した．保存した探傷データを制御・データ収集ソフトで画像表示
した．
表８

探傷条件

スキュー角（°）

屈折角（°）

焦点深さ（mm）

30

58.3

69

80

48.6

69

4.2 試験結果（2）スキュー角 80°疲労割れ模擬スリット
図 17

超音波探傷試験結果の例

リットからのエコーの振幅が大きかった．このこと
図 17 に疲労割れ模擬スリットの探傷試験の結果

より，走査不可範囲下部にある軸方向欠陥を斜めかの例を示す．
（1）がスキュー角 30°（，2）がスキュー角ら探傷できる可能性と，欠陥と想定する鋳造ステン

80°の画像である．右下が，横軸が時間，縦軸が信レス鋼の疲労き裂のように欠陥面に凹凸があれば，号の強度を表した受信信号波形である．探傷位置情

その散乱波を検出できる可能性を見いだした．

報と受信信号波形をもとに画像表示したものが左，

しかし，鋳造ステンレス鋼試験体を用いた超音波

右上，中央下の各図である．それぞれ水平面の信号探傷試験では，欠陥からのエコーを確認することが強度の分布，端面の信号強度の分布を，断面の信号できなかった．これは，欠陥面に対して垂直に近い強度の分布を示している．シミューレーションで予位置からの送信では，路程が長く材料減衰の影響が想されたとおりノイズが確認され，ノイズの振幅を大きくなり，路程が短くスキュー角が大きい位置か上回る欠陥からのエコーは検出できなかった．
また，らの送信では，割れ面に対する角度がなくなり欠陥

スキュー角 80°のノイズは，スキュー角 30°に比べからの反射が少なかったためと考える．このことか大きかった．これは，シミュレーションと同様に周ら，路程が長すぎずスキュー角が大きすぎない最

り込みによるノイズと考えられる．

適な位置を追究する必要があると考えられる．また，スキュー角が大きい場合，周り込みによるノイ5. 考察

ズが生じるため，ノイズを減少させる探触子配置やウェッジの最適化が必要と考えられる．

シミュレーションでは，欠陥面に対して斜めから
超音波を入射した場合でも，欠陥面に対して垂直に近い角度（スキュー角 30°）と路程が短い（スキュー
角 80°）２つの極端な入射点位置で，欠陥からのエコーを確認できた．また，スキュー角 30°では，欠陥面が平坦な EDM スリットに比べ，欠陥面に凹凸のある疲労割れ破面モデルおよび疲労割れ模擬ス

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑10172

6. まとめ（8） 西川嘉人，“ 鋳造ステンレス鋼の超音波探傷技術の開発状況 ”，INSS JOURNAL Vol.22，

配管溶接部の走査不可範囲下部にある軸方向欠陥

pp.208‑212，（2015）．

を，斜めから超音波を入射して検出する可能性につ（9） 石田仁志，“ ステンレス鋳鋼超音波探傷試験シ

いて超音波探傷シミュレーションおよび鋳造ステン

ステムの開発と実機適用 ”，INSS JOURNAL

レス鋼試験体を用いた超音波探傷試験により検討しVol.25，pp.209‑213，（2018）．

た．その結果，走査不可範囲下部にある軸方向欠陥（10） 軽水型原子力発電所用機器の供用期間中検を斜めから探傷できる可能性と，欠陥と想定する鋳査における超音波探傷試験規程（JEAC4207-

造ステンレス鋼の疲労き裂のように欠陥面に凹凸

2008），日本電気協会，（2008）．

があれば，その散乱波を検出できる可能性を見いだした．
今後，走査不可範囲下部にある軸方向欠陥に対する斜めからの探傷に適した路程が長すぎずスキュー（11） “ 実用発電原子炉及びその付属施設における破壊を引き起こす亀裂その他の欠陥の解釈 ”，
平成 26 年８月６日制定，原規技発第 1408063，
原子力規制委員会，（2014）．

角が大きすぎない入射点位置およびその入射点位置（12） 遠藤賢，吉田由紀子，北阪純一，石田仁志，からの探傷に適した探触子配置やウェッジを検討し“ フェーズドアレイ探触子を用いたニッケルていく予定である．

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 ”，日本非破壊検査協会 平

参考文献

成 30 年 度 秋 季 講 演 大 会， 神 戸 商 工 会 議 所，
2018.11.15-16，pp.15‑16，（2018）．

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日本機械学会，（2013）．
（2） 黒住保夫，“ 鋳造ステンレス鋼の超音波探傷
検 査 技 術 の 開 発 ”，INSS JOURNAL Vol.7，
pp.159‑171，（2000）．
（3） 黒住保夫，“ 鋳造ステンレス鋼の超音波探傷における結晶組織が超音波の入射角と欠陥
検 出 感 度 に 与 え る 影 響 ”，INSS JOURNAL
Vol.10，pp.198‑209，（2003）．
（4） 黒住保夫，石田仁志，“ 新開発自動超音波探傷システムを用いた鋳造ステンレス鋼中の欠陥検出感度およびサイジング特性 ”，INSS
JOURNAL Vol.11，pp.182‑197，（2004）．
（5） 黒住保夫，“ 鋳造ステンレス鋼の超音波探傷技術：鋳造ステンレス鋼試験片中疲労欠陥の深さ・長さ測定 −端部エコー法による深さサ
イジング（寸法測定）− ”，INSS JOURNAL
Vol.12，pp.251‑270，（2005）．
（6） 西川嘉人，石田仁志，黒住保夫，“ 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検出性評価 ”，INSS JOURNAL
Vol.20，pp.182‑190，（2013）．
（7） 西川嘉人，“ 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 ”，INSS JOURNAL Vol. 21，
pp.163‑169，（2014）．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑11173

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
Transient evaluation using EMTP at short-circuit accident of direct current power supply
systems for nuclear power plants
嶋田

善夫（Yoshio Shimada）＊1

徳久聡（Satoshi Tokuhisa）＊2

要約
原子力発電所の直流電源系統は，福島第一原子力発電所事故に見られるように，非常用炉心冷却系統（ECCS）等に安定した電力を供給し，原子炉の安全を維持するうえで極めて重要な電源である．米国 NRC は，規制文書 Information Notice（IN）2017-06「蓄電池及び充電器の短絡電流による直流電源系での電気故障への影響」を発行し，設計上の新たな脆弱性として検討を開始している．本研究では，この問題に関し，NRC 報告書 NUREG/CR-7229 に記載された実験
結果について，電気過渡応答解析コード（EMTP）によるシミュレーションを行い，応答に関する知見を得た．
キーワード

直流電源系統，NRC，EMTP

Abstract
The DC power supply systems of nuclear power plants for the object of thisresearch are critical to supply stable electric power to such systems as the emergency corecooling system（ECCS）, and to maintain the safety of the nuclear power reactor; this was fromthe accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. USNRC issued regulatory documents（IN
2017-06 “Battery and Battery Charger Short-circuit Current Contributions to a Fault on the
Direct Current Distribution System”）, and has commenced to review the problem. This researchused simulation by the electro-magnetic transients program（EMTP）and obtained ﬁndings thatclearly speciﬁed the response for the experimental results described in NRC Report NUREG /CR-7229, regarding this problem.
Keywords

DC power supply system, NRC, EMTP

1. 背景および目的して提唱した．なお，規制文書発行の元となった事
象は，2011 年９月 25 日，Palisades 発電所にて発生研究対象の直流電源系統は，福島第一原子力発したものであり，同発電所においては，125V 直流電所事故に見られるように，非常用炉心冷却系統

分電盤内の作業中に，保守作業員が当該盤内の母線（ECCS）等に安定した電力を供給し，原子炉の安を短絡させ，直流電源系の片系列が喪失したことに全を維持するうえで極めて重要な電源である．米国

より，ECCS 起動，主蒸気隔離，補助給水起動等がNRC で は，規 制 文書「INFORMATION NOTICE

発生し，運転員に複雑な対応を要求する事態となっ（IN）2017-06 蓄電池及び充電器の短絡電流によるた．NRC は，当該事象に対して，特別検査チーム

直流電源系での電気故障への影響」を発行し，充電を派遣するとともに，IN2013-17（2）を発行して，原器と蓄電池が並列接続している場合の充電器からの子力事業者に注意喚起を行った．NRC は，当該事初期の短絡電流が，IEEE 946-2004「発電システム

象のうち，充電器がトリップして，片系列の直流電用の DC 補助電源システムの設計に対する IEEE の源系が喪失した原因が未解明であったことから，充推奨例」（1）に記載されている定格電流の 150％に制電器および蓄電池の短絡実験を実施し，その結果を限されず，定格電流の 700％流れることを新知見と「直流配電系の故障に寄与する
NUREG/CR-7229（3）＊ 1 元（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所 現 関西電力（株）＊ 2 （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑ 11174

蓄電池および充電器の短絡電流を評価するための試を EMTP によりシミュレーションするために作成

験」として 2017 年２月付で公開した．当該の実験した充電器／蓄電池の等価回路図（6）である．また，結果は，新知見として充電器からの短絡電流が，従各回路素子の説明を，以下の１〜 16 に記載した．

来考えられていたものより，はるかに大きいことを

１：充電器の電圧（26.94V，NUREG/CR-7229 から示していた．この新知見により，NRC は，2017 年

読み取った．
）

９月 26 日付で IN2017-06 を発行し，原子力事業者に

２：充電器の過電流抑制用の非線形抵抗器（当該抵対して，「現状の短絡電流計算や保護協調設計をレ

抗の電流−電圧特性を図２に示す．当該充電器

ビューすべきである」として，注意喚起した．

は，最大電流を 110A に抑制する垂下特性を有しており，当該電流値に抑制できるように電流

原子力安全システム研究所では，ECCS などの安−電圧特性を設定した．
）

全関連負荷が順次起動した場合の非常用ディーゼル
発電機の電圧・周波数の過渡応答解析（4）や，外部

３および４：充電器本体からの電流制限回路の応答

電源の電圧変動が ECCS などの安全関連負荷に与え時間が長いことによる初期短絡電流の（5）る影響解析について，EMTP （Electro-Magnetic

寄与分をコンデンサーと抵抗によりTransients Program：電磁過渡解析プログラム）

モデル化した．
（３の大容量コンデンで検証を行った実績がある．今回は，NRC の研究

サー（5.5F（ファラッド），初期電圧

報告書 NUREG/CR-7229 に記載された実験結果につ（26.94V），４の抵抗（0.026 Ω））

いて，EMTP によるコンピュータシミュレーショ

５：逆流防止用の整流器

ンにて応答の知見を得ることにより，実験結果の再

６：平滑用のコイル（0.5mH，NUREG/CR-7229 に現および検証を行った．

記載がないため，実験結果が再現できる値を独自に選定した．
）

2. シミュレーションについて

７および８：平滑用のコンデンサーと内部抵抗（７の コ ン デ ン サ ー（23,000ȝF， 初 期 電

NUREG-CR-7229 の記載されている，①蓄電池単圧（26.94V）， ８ の 抵 抗（0.001 Ω ）），独の短絡実験結果，② SCR（サイリスター）型充

NUREG/CR-7229 に記載がないため，

電器単独の短絡実験結果，③蓄電池と SCR 型充電実験結果が再現できる値を独自に選定

器並列時の短絡実験結果について，下記に示すシ

した．
）

ミュレーション回路図を用い EMTP のシミュレー

９：逆流防止用の整流器

ションを行い，実験結果とシミュレーション結果の10：初期負荷の抵抗（1.3255 Ω，初期負荷電流が，比較を行った．

NUREG/CR-7229 に記載の 20A となるように抵抗値を選択した．
）

結果と考察は以下の通りである．

11：充電器側を短絡，開放するためのスイッチ（1）シミュレーションの回路図について

12 および 13：短絡回路の抵抗とコイル（12 の抵抗

シミュレーションの回路図を図１に示す．当該（0.0007762 Ω ），13 の コ イ ル（0.028

回路図は NUREG/CR-7229 に記載された実験結果

mH，NUREG/CR-7229 の値を採用）
14

2

5

6

9
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11

12

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15

13
10

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7

+

4

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3

+

1

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+

R(i)

図１：充電器および蓄電池の短絡実験の EMTP によるシミュレーション回路図

16

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑11

175

14：蓄電池側を短絡，開放するためのスイッチ

ション結果を図４に示す．さらに，図３，４の15：蓄電池の無負荷時の電圧（24.78V，NUREG/

短絡直後の 0.1 秒間の結果をそれぞれ，図５，
６CR-7229 の値を採用）に示す．短絡時の最大電流については，実験

16：蓄電池の内部抵抗（0.001092 Ω，NUREG/CR-

結果（電流値：13,520A）とシミュレーション

7229 の値を採用）

結果（電流値：13,255A）がほぼ一致した．実験結果の短絡電流が短絡後に徐々に減少して回路図中の非線形抵抗２の電流−電圧特性曲線をいく原因は，短絡させた回路の発熱により抵

図２に示す．

抗値が増加したためである．シミュレーショ
ン回路は，発熱による抵抗値の増加をモデル

25化していないので，当該の電流減少は見られ

20

なかった．

15

（b）SCR（サイリスター）型充電器単独の短絡実

10

験と EMTP のシミュレーション結果の比較

U [V]

5

NUREG/CR-7229 に 記 載 さ れ て い る SCR 型-5充電器を単独で短絡させた場合の実験結果を-10

図７に示す．また，SCR 型充電器を単独で短-15絡させた場合のシミュレーション結果を図８-20に示す．短絡時の平滑コンデンサーからの放-25

電および充電器本体からの電流制限回路の応
-100

-80

-60

-40

-20

20

40

60

80

答時間が長いことによる短絡電流の応答につ

100

I [A]

いては，実験結果とシミュレーション結果が図２ 図１の回路図中の非線形抵抗２の電流−電圧特性曲線

ほぼ一致した．

（2）NUREG/CR-7229の実験結果と EMTP のシミュ

ぞれ図９，10 に示す．外観の応答はよく再現

図７，８の短絡直後の 0.5 秒間の結果をそれ

レーション結果の比較しているが，細部の応答（周波数の高い振動）（a）蓄電池単独の短絡実験と EMTP のシミュレー

はシミュレーションで再現されなかった．な

ション結果の比較

お，その原因は特定できなかった．

NUREG/CR-7229 に記載されている米国蓄電池メーカ３社の蓄電池を単独で短絡させた場（c）蓄電池（米国メーカ３社）と SCR 型充電器

合の実験結果を図３に示す．また，C&D 社の並 列 時 の 短 絡 実 験 と EMTP の シ ミ ュ レ ー

蓄電池を単独で短絡させた場合のシミュレー

ション結果の比較
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図３ 実験結果（３社の蓄電池）（NUREG/CR-7229 より抜粋）

図４

シミュレーション結果（C&D 社のみ）

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176

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑ 11

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図５ 実験結果（３社の蓄電池）（図３の短絡直後の 0.1 秒間）（NUREG/CR-7229 より抜粋）

図６

シミュレーション結果（C&D 社のみ）
（図４の短絡直後の 0.1 秒間）

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図７ 実験結果（SCR 型充電器）（NUREG/CR-7229 より抜粋）

図８

シミュレーション結果（SCR 型充電器）

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᫬㛫㸦⛊㸧

図９ 実験結果（SCR 型充電器）（図７の短絡直後の 0.5 秒間）（NUREG/CR-7229 より抜粋）

図 10

シミュレーション結果（SCR 型充電器）（図８の短絡直後の 0.5 秒間）

NUREG/CR-7229 に記載されている蓄電池の結果をそれぞれ，図 13，14 に示す．それぞ（米国メーカ３社）と SCR 型充電器並列時の充れを比較した結果，外観の応答はほぼ再現さ

電器の短絡電流の実験結果を図 11 に示す．同れたが，細部の応答（周波数の高い振動）は

図には比較対象として充電器単独の実験結果

シミュレーションで再現されなかった．なお，が記載されている．C&D 社の蓄電池と SCR 型

その原因は特定されなかった．

充電器並列時の短絡電流および比較対象とし

また，実験結果は，3.5 秒以降に蓄電池の充た充電器単独のシミュレーション結果を図 12電が再開しているが，シミュレーションでは，に示す．また，図 11，12 の短絡直後の 0.5 秒間再現されなかった．その原因は，実験では充INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑11

177

1000
[A]

電流︵ ︶

A

800

SCR型充電器単独

600

蓄電池とSCR型
充電器並列

400

200

図 11 実験結果（蓄電池（３社）と SCR 型充電器並列）（NUREG/CR-7229 より抜粋）

0

0

図 12

1

2

3

4

[s]

5

シミュレーション結果（C&D 社の蓄電池と SCR 型充電器並列）

1000
[A]

電流︵ ︶

A

800

SCR型充電器単独

600

蓄電池とSCR型
充電器並列

400

200

図 13

実験結果（蓄電池（３社）と SCR 型充電器並列）（図 11 の短絡直後の 0.5 秒間）（NUREG/CR-7229 より抜粋）

0

1.0

図 14

電器と蓄電池を常時並列しているが，シミュ

1.1

1.2

1.3

1.4

[s]

1.5

シミュレーション結果（C&D 社の蓄電池と SCR 型充電器並列）（図 12 の短絡直後の 0.5 秒間）

レーションでは短絡させている時間間隔のみ並列接続しているためである．充電器と蓄電比較したところ，短絡時の最大電流については，

池が並列した場合に，充電器からの短絡電流実験結果とシミュレーション結果がほぼ一致すが低下する応答は，シミュレーションによっる結果となった．しかし，短絡回路の発熱によてほぼ再現された．充電器と蓄電池が並列しり，短絡電流が漸減する現象は，シミュレーショ

た場合に，充電器からの短絡電流が低下する

ンでは再現されなかった

原因は，蓄電池からの 10,000A を超える短絡電＊ NUREG/CR-7229 に記載されている SCR 型充電

流により，図１の回路図中の短絡回路路の抵

器単独の短絡実験と EMTP のシミュレーション

抗とコイル（12，13）の電圧が上昇し，充電結果を比較したところ，実験結果とシミュレー

器からの短絡電流は減少するためである．

ション結果がほぼ一致する結果となった．しかし，外観の応答はほぼ再現されたが，細部の応

3. まとめ

答はシミュレーションで再現されなかった．
＊ EMTP のシミュレーション結果を比較したとこ

NUREG-CR-7229 の記載されている，①蓄電池単ろ，外観の応答はほぼ再現できているものの，独の短絡実験結果，② SCR（サイリスター）型充

細部の応答は再現されなかった．また，実験結電器単独の短絡実験結果，③蓄電池と SCR 型充電

果では，3.5 秒以降に蓄電池の充電が再開してい器並列時の短絡実験結果について，シミュレーショ

るが，シミュレーションでは再現されなかった．

ン回路図を用い EMTP のシミュレーションを行い，充電器と蓄電池が並列した場合に充電器からの実験結果とシミュレーション結果の比較を行った．

短絡電流が低下する応答は，シミュレーション＊ NUREG/CR-7229 に記載されている蓄電池単独のによってほぼ再現された．

短絡実験と EMTP のシミュレ ーション結果を

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑ 11

178

参照文献
（1） IEEE ,IEEE 946-2004 - IEEE Recommended
Practice for the Design of DC Auxiliary
Power Systems for Generating Systems.
（2） N R C I N F O R M A T I O N N O T I C E 2 0 1 3 17: SIGNIFICANT PLANT TRANSIENT
INDUCED BY SAFETY-RELATEDDIRECT CURRENT BUS MAINTENANCE
AT POWER.
（3） NRC NUREG/CR-7229 "Testing to Evaluate
Battery and Battery Charger Short Circuit
Current Contributions to a Fault on the DC
Distribution System.
（4） 嶋田 善夫 ,「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」, INSS JOURNAL, Vol.19, P221（2012）．
（5） Meyer, W.S., et al Editors "EMTP Rule
Book" Portland, Oregon, Revised 1992.
Bonneville Power Administration, System
Engineering, 1980.
（6） MAXIME BERGER “FIRST EMTP-RVBENCHMARK FOR OFF-LINE
SIMULATION OF RAPID TRANSITTRAIN DC AUXILIARY SYSTEMS,DÉPARTEMENT DE GÉNIE ÉLECTRIQUE
ÉCOLE POLYTECHNIQUE DE MONTRÉAL DÉCEMBRE 2015.

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑12

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
Plant incident progress scenario analysis for Mihama nuclear emergency exercise of
Kansai Electric Power Co., Inc. 2018
川崎郁夫（Ikuo Kawasaki）＊1

尾上彰（Akira Onoue）＊2

高木池田俊弥（Toshiya Takaki）＊1
浩之（Hiroyuki Ikeda）＊2

要約
平成 30 年度に実施された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を実施した．事象発生とその後の工学的安全設備の多重故障 , 緊急安全対策等を想定した解析を実施し，得られた結果から原子力災害対策特別措置法（原災法）に基づく特定事象発生
時刻やプラント応答等の事象進展の評価を実施した．その結果，（1）事象発生からの時間は，原災法第 10 条通報事象まで 55 分，原災法第 15 条該当事象まで１時間 25 分であった．
（2）炉心損傷
前に，選定したアクシデントマネジメント（AM）策による炉心注入および格納容器スプレイを実施することにより，炉心温度，格納容器圧力および温度の上昇が抑制され，事象が収束することを確認した．（3）緊急事態事象 GE25 あるいは GE21 発信後に AM 策が実施できなかった場合のMAAP 解析を実施した結果，GE25 のケースでは事象発生から炉心損傷までの時間は７時間 23 分，
格納容器の圧力が最高使用圧力の２倍に到達するまでの時間は 34 時間 07 分，GE21 のケースでは事象発生から炉心損傷までの時間は２時間 34 分，格納容器の圧力が最高使用圧力の２倍に到達するまでの時間は 32 時間 35 分であった．
キーワード

原子力防災訓練，シビアアクシデント，アクシデントマネジメント，原子力災害対策特別措置法，
MAAP

Abstract
A scenario analysis that assumed a severe accident phenomena progression
scenario was carried out in FY2018 for the Mihama nuclear emergency exercise of Kansai
Electric Power Co., Inc. The analysis assumed event occurrence and subsequent multiple
failures of engineering safety equipment, emergency safety measures, etc. From the obtained
results, progression of events, such as information of the speciﬁc event occurrence time and thecorresponding plant response, was identiﬁed based on the Nuclear Emergency Response Special
Measures Act Evaluation. The following points were seen.（1）It was 55 minutes from the startof the event as deﬁned by Article 10 of the Nuclear Disaster Act, and 1 hour and 25 minutes
from the start of the event to the time of declaration of a nuclear emergency situation under
the provisions of Article 15 of the Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency
Preparedness.（2）It was conﬁrmed that the core injection and containment spray, which were
the selected accident management（AM）measures, were carried out before core damage, andthe rises in core temperature, containment pressure and temperature were suppressed andthe events converged.（3）As a result of performing MAAP analysis when AM measures could
not be implemented after GE25 and GE21 dispatch, in the case of GE25, the time from event
occurrence to core damage was 7 hours and 23 minutes, and the time to reach double themaximum working pressure in the containment vessel was 34 hours and 7 minutes. In the caseof GE21, the time from event occurrence to core damage was 2 hours and 34 minutes, and thetime to reach double the maximum working pressure was 32 hours and 35 minutes.
Keywords

nuclear emergency exercise，severe accident，accident management，Act on Special Measures
Concerning Nuclear Emergency Preparedness，
MAAP（Modular Accident Analysis Program）＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊ 2 関西電力（株）

179

180

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑ 12

1. 緒言
原子力安全の基本的な目的は，放射性物質に起因する危険性を顕在化させない，すなわち放射線によᐃ᱁⇕ฟຊ୍ᐃ㐠㌿୰ᆅ㟈Ⓨ⏕

ཎᏊ⅔⮬ື೵Ṇ$㠀ᖖ⏝'*㉳ືኻᩋ%㠀ᖖ⏝'*㉳ືᡂຌ%0'$):3⮬ື㉳ື7'$):3⮬ື㉳ືእ㒊㟁※႙ኻ

る有害な影響から人と環境を守ることにあり，その目的は５層からなる深層防護の考え方により達成される（1）．その第５層にあたる災害対応については訓練が実施されなければならないとされる．
原子力事業者においては，原子力災害対策特別措（2）
第７条第１項の規定
置法（以下，原災法という）に基づき，原子力施設ごとに原子力事業者防災業務
計画（3）を作成し，その第２章第７節では，原子力事業者の原子力防災訓練の実施を規定し，発電所における訓練として，原子力防災管理者は原子力防災ḟ෭༷ᮦ₃ὤ㆙ᡄ஦㇟ࠉ$/඲ ஺ὶ㟁※႙ኻ%㠀ᖖ⏝'*ᨾ㞀࡟ࡼࡾ೵Ṇ%0'$):3೵Ṇḟ⣔ᙉไ෭༷

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関西電力
（株）
美浜発電所３号機の具体的な防災訓
練シナリオを作成するにあたって，美浜原子力防災訓練計画を踏まえて，関西電力（株）および協力会社の原子力防災訓練関係者による原子力防災訓練シナ
リオワーキングにおいて，安全機器の故障と災害事
象の影響を緩和するための措置（以下，アクシデン
トマネジメント策，AM 策という）を考慮し，事象発生から事象収束へのプロセスを検討した．
今回想定した事象進展シナリオは，関西電力（株）
美浜発電所３号機において，地震により全交流電源喪失および原子炉冷却機能の喪失が発生するが，交&9ࢫࣉࣞ࢖

流電源復旧により炉心注入が間に合い炉心損傷に至らず事象が収束するとした．
（株）
原子力安全システム研究所では，原子力防災෌ᚠ⎔࣮ࣔࢻษ᭰

訓練シナリオワーキングで決定した訓練シナリオおよび解析条件に基づいて，シビアアクシデント解析
コード MAAP4（4） を用いて解析を実施しプラント
事象進展評価を行った．
本報では，関西電力（株）美浜発電所３号機を対象として実施された事象進展シナリオの結果から，
AM 策を講じた場合のプラント事象進展の評価および緊急事態事象（GE）発信後に AM 策を講じなかった場合のプラント事象進展の評価について報告する．

2. 事象進展シナリオの作成

ഃ㓄⟶P K⣔⤫ࡢࡳࡢ㟁※౪⤥≧ែࡀศ⥅⥆要員等に対し，シビアアクシデントを想定した原子力防災訓練を実施するとしている．

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≉ᐃ஦㇟
⥭ᛴ஦ែ஦㇟

図1

訓練想定の概要

後全交流電源喪失に至るものとした．また，実践的な訓練を実施するため，工学的安全設備の多重故障

関西電力
（株）
より提示された事象進展シナリオのおよび全交流電源喪失による不作動として，充てん

条件は，起因事象は地震による外部電源喪失，その/ 高圧注入ポンプ，余熱除去ポンプ，格納容器スプINSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑12

表１

レイポンプ等の不作動，タービン動補助給水ポンプ

181

主要事象の発生時刻

等の故障を仮定し，炉心損傷に至る前に AM 策を実経過時間施するという事象を想定した．これらの条件を基に事象発生前 定格熱出力一定運転中

MAAP4 コードを用いて解析を実施した．

０分

地震発生
原子炉自動停止
外部電源喪失A 非常用 DG 自動起動失敗
B 非常用 DG 自動起動成功
B-M/DAFWP 自動起動
T/DAFWP 自動起動
１次冷却材漏洩発生（１次冷却材低温側配管 0.23m3/h）

15 分

１系統のみの電源供給状態 15 分継続（AL25）

25 分

B 非常用 DG 故障により停止（全交流電源喪失）
B-M/DAFWP 停止

50 分

２次系強制冷却開始（主蒸気逃がし弁開：開度 100％）

図１に訓練想定の概要を示す．訓練は，美浜発電所３号機定格熱出力一定運転中のところ地震により
原子炉自動停止，外部電源喪失および１次冷却材漏
洩が発生する．非常用ディーゼル発電機が１台起動するが，もう１台は起動に失敗し，１系統のみの電源供給状態が 15 分継続したことにより警戒事
象（AL25）となる．その後運転中の非常用ディー
ゼル発電機が故障により停止し，全交流電源喪失となり，30 分継続により原災法第 10 条事象（SE25），
１時間継続により原災法第15条事象（GE25）となる．
また，余震により１次冷却材配管が大破断となるが，全交流電源喪失により安全注入不可となる．
その後，交流電源復旧により，炉心注入および格納容器スプレイ手段が回復し，炉心損傷に至らずに事象が収束

全交流電源喪失 30 分継続（SE25）55 分するという想定である．赤字は起因事象，青字は失敗（故障）を想定した設備である．

3. 事象進展シナリオの解析結果

主要事象

59 分
１時間 25 分

原災法第 10 条通報該当事象
T/DAFWP 故障により停止（AL24）
SG 狭域水位０％未満（SE24）
主蒸気逃がし弁開度調整（開度 30％）
全交流電源喪失１時間継続（GE25）
原災法第 15 条通報該当実施した結果，主要事象の発生時刻は表１の通りで

余震発生
１次冷却材漏洩口径拡大
１時間 30 分（１次冷却材低温側配管両端破断）
安全注入不能（AL42,SE21,GE21）あり，以下解析結果の概要を説明する．

１時間 45 分 空冷非常用発電装置起動（交流電源復旧）

3.1 解析結果の概要

恒設代替低圧注水ポンプ起動（炉心注入）
２時間 05 分 原子炉下部キャビティ注水ポンプ起動（CV スプレイ）

MAAP4 コードを用いて事象進展シナリオ解析を

関西電力
（株）
美浜発電所３号機は定格熱出力一定
運転中のところ地震が発生し，地震加速度高により原子炉が停止し，同時に外部電源が喪失した．このとき，A 非常用ディーゼル発電機の起動に失敗し，B 非常用ディーゼル発電機のみが起動した．補助給

２時間 25 分 B 非常用 DG 復旧
２時間 35 分 B-CH/SIP 起動
２時間 40 分

B-RHRP 起動
恒設代替低圧注水ポンプ停止

２時間 47 分

原子炉下部キャビティ注水ポンプ停止
B 系 CSP 起動

水系は B 電動補助給水ポンプおよびタービン動補助

２時間 49 分 CV 再循環サンプ水位 59％以上

給水ポンプが起動した．また，１次冷却材低温側配３時間 10 分

管に亀裂が発生して１次冷却材漏洩（0.23m3/h）が発生した．
25 分後に B 非常用ディーゼル発電機の故障により全交流電源喪失となり，B 電動補助給水ポンプが停止した．55 分後に全交流電源 30 分継続により原
災法第 10 条事象（SE25），１時間 25 分後に全交流
電源１時間継続により原災法第 15 条事象（GE25）となった．
50 分後に主蒸気逃がし弁を開放し，２次系強制−
略語

燃料取替用水タンク水位低（32.2％）
再循環モード切替
事象収束

DG
M/DAFWP
T/DAFWP
SG
CH/SIP
RHRP
CSP
CV
原災法
AL
SE
GE

：ディーゼル発電機：電動補助給水ポンプ：タービン動補助給水ポンプ：蒸気発生器：充てん / 高圧注入ポンプ：余熱除去ポンプ：格納容器スプレイポンプ：格納容器：原子力災害対策特別措置法
：警戒事象
：特定事象
：緊急事態事象

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑ 12182

冷却を開始したことにより，１次冷却材圧力が約15MPa から約 4MPa まで低下したため，59 分後に１次冷却材圧力を安定させるため，主蒸気逃がし弁の開度を 30％に調整した．
55 分後にタービン動補助給水ポンプが故障停止したため，59 分後に蒸気発生器狭域水位が０％未満（SE24）となった．
１時間 30 分後に余震が発生し，１次冷却材低温側配管の亀裂が一気に拡大して両端破断となった．
この時，全交流電源喪失により非常用炉心冷却装置は作動しなかった（AL42,SE21,GE21）．
１時間 45 分後に空冷非常用発電装置によって交

図３

１次冷却材高温側温度の経時変化

図４

蒸気発生器広域水位の経時変化

流電源が復旧した．２時間５分後に恒設代替低圧注
水ポンプによる炉心注入，原子炉下部キャビティ注
水ポンプによる格納容器スプレイを実施した．
２時間 25 分後に B 非常用ディーゼル発電機が復旧し，２時間 35 分後に B 充てん／高圧注入ポンプ
による炉心注入，２時間 40 分後に B 余熱除去ポン
プによる炉心注入を実施して，恒設代替低圧注水ポンプを停止した．また，２時間 47 分後に原子炉下部キャビティ注水ポンプを停止し，B 系格納容器ス
プレイポンプによる格納容器スプレイを実施した．
格納容器再循環サンプ水位が 59％以上および燃料取替用水タンク水位が 32.2% に達すると再循環
モード切替を実施し，炉心注入および格納容器スプレイを継続し，１次冷却材高温側温度（炉心温度），
格納容器圧力，格納容器雰囲気温度が低下傾向となり事象は収束した．
プラント主要パラメータである１次冷却材圧力の経時変化を図２に，１次冷却材高温側温度の経時変化を図３に，蒸気発生器広域水位の経時変化を図４に，格納容器圧力の経時変化を図５に，格納容器雰
囲気温度の経時変化を図６に示す．
図５

格納容器圧力の経時変化

3.2 選定した AM 策の妥当性評価
今回の訓練シナリオでは，炉心損傷に至る前に炉心注入が成功する想定であり，交流電源を復旧して炉心注入をする必要がある．また，１次冷却材低温側配管両端破断による格納容器圧力，格納容器雰囲
気温度の上昇抑制のため，格納容器スプレイを実施する必要がある．
非常用ディーゼル発電機故障による非常用炉心冷
図２

１次冷却材圧力の経時変化

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑12183

る．
一方，懸念される負の効果は，注水継続による１次冷却材の漏えいとそれに伴う格納容器内圧力の上昇である．
事象発生から１時間 45 分後に空冷非常用発電装
置によって交流電源が復旧し，２時間５分後に恒設
代替低圧注水ポンプによる炉心注入を実施した．これにより，低下傾向を示していた原子炉容器水位は回復した．
２時間 25 分後に B 非常用ディーゼル発電機が復旧し，２時間 35 分後に B 充てん／高圧注入ポンプ，
図６

格納容器雰囲気温度の経時変化

２時間 40 分後に B 余熱除去ポンプによる炉心注入

却装置および格納容器スプレイの使用不能を想定しを実施して，恒設代替低圧注水ポンプを停止した．

たため，今回用いられた AM 策は，空冷非常用発電

格納容器再循環サンプ水位が 59％以上および燃装置を起動して交流電源を復旧して，恒設代替低圧

料取替用水タンク水位が 32.2% に達すると再循環

注水ポンプによる炉心注入および原子炉下部キャビ

モード切替を実施し，炉心注入を継続し，１次冷却ティ注水ポンプによる格納容器スプレイを実施する

材高温側温度（炉心温度）が約 100℃で安定し事象ことである．

は収束した．

図７に AM 策に用いられる設備の模式図を示す．
図中の赤字で示した設備が恒設代替低圧注水ポン【格納容器スプレイ】

プ，青字で示した設備が原子炉下部キャビティ注水
ポンプである．

格納容器スプレイは，格納容器スプレイ系に接続した原子炉下部キャビティ注水ポンプにより格納容器上部からスプレイを実施するものである．
この AM 策で期待される正の効果は，原子炉容器の冷却，格納容器圧力および温度上昇の抑制である．
一方，懸念される負の効果は，注水に伴い重要な設備・機器・計器類が水没する可能性である．
事象発生から１時間 45 分後に空冷非常用発電装
置によって交流電源が復旧し，２時間５分後に原子炉下部キャビティ注水ポンプによる格納容器スプレイを実施した．これにより，格納容器圧力および格納容器雰囲気温度の上昇が抑制された．
２時間 25 分後に B 非常用ディーゼル発電機が復旧し，２時間 47 分後に原子炉下部キャビティ注水

図７

AM 策に用いられる設備の模式図

ポンプを停止し，B 系格納容器スプレイポンプによる格納容器スプレイを実施した．

【炉心注入】

格納容器再循環サンプ水位が 59％以上および燃料取替用水タンク水位が 32.2% に達すると再循環

炉心注入は，高低圧注入系に接続した恒設代替低モード切替を実施し，格納容器スプレイを継続し，圧注水ポンプにより燃料取替用水タンクから１次冷

格納容器圧力，格納容器雰囲気温度が低下傾向とな

却系統へ注入し，原子炉容器を冷却し，炉心溶融進

り事象は収束した．

展を抑制するものである．
この AM 策で期待される正の効果は，１次冷却系
統への注入による原子炉容器および炉心の冷却であINSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑ 12

184

4.

AM 策なしのケースの解析結果

表２

主要事象の発生時刻（GE25 発信後 AM 策なし）

経過時間

今回の訓練シナリオでは，炉心損傷が発生しない

主要事象

１時間 25 分 全交流電源喪失１時間継続（GE25）

シナリオとしているが，訓練時には緊急事態事象

２時間 50 分 SG 広域水位 10% 未満（GE）の発生を受けて，このまま AM 策が実施でき

３時間 59 分 SG ドライアウト

なかった場合の炉心損傷予測，格納容器最高使用圧

４時間 55 分

力の２倍到達予測が求められる．そのため，以下の２ケースについて MAAP 解析を実施した．

4.1

GE25 発信後 AM 策なしのケース

加圧器逃がしタンクラプチャディスク
破損

５時間 22 分 炉心出口温度 350℃超過
５時間 49 分 炉心露出
６時間 52 分 被覆管破損
７時間 23 分 炉心損傷
７時間 23 分 １次冷却材配管クリープ破損

事象発生から１時間 25 分後，全交流電源喪失１10 時間 46 分 下部ヘッドへの溶融物移動開始

時間以上継続により GE25 が発信する（表１参照）．

12 時間 32 分 原子炉容器破損

この後，全ての AM 策が実施できないという想定で

13 時間 53 分 CV 最高使用圧力到達

MAAP 解析を実施した結果について，プラント主

34 時間 07 分 CV 最高使用圧力２倍到達

要パラメータである１次冷却材圧力の経時変化を図

略語

８に，１次冷却材高温側温度の経時変化を図９に，

SG
CV
GE

：蒸気発生器：格納容器： 緊急事態事象

格納容器圧力の経時変化を図 10 に，格納容器雰囲
気温度の経時変化を図 11 に示す．
また，GE25 以降の主要事象の発生時刻は表２の通りであり，事象発生から炉心損傷までの時間は７
時間 23 分，格納容器の圧力が最高使用圧力の２倍

図８

１次冷却材圧力の経時変化

図９

１次冷却材高温側温度の経時変化

図 10

格納容器圧力の経時変化

図 11

格納容器雰囲気温度の経時変化

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑12に到達するまでの時間は 34 時間 07 分であった．
事象発生から１時間 30 分後，余震発生により１
次冷却材低温側配管が両端破断となるが，全交流電

表３

185

主要事象の発生時刻（GE21 発信後 AM 策なし）

経過時間

主要事象

不能により GE21 が発信する（表１参照）．この後，余震発生 １次冷却材漏洩口径拡大（１次冷却材低温側配管両端破断）
１時間 30 分
安全注入不能（AL42,SE21,GE21）

全ての AM 策が実施できないという想定で MAAP

１時間 30 分 炉心露出解析を実施した結果について，プラント主要パラ

２時間 16 分 炉心出口温度 350℃超過

メ ー タ で あ る １ 次 系 圧 力 の 経 時 変 化 を 図 12 に，

２時間 26 分 被覆管破損

１次冷却材高温側温度の経時変化を図 13 に，格納２時間 34 分 炉心損傷

容器圧力の経時変化を図 14 に，格納容器雰囲気温３時間 37 分 下部ヘッドへの溶融物移動開始

度の経時変化を図 15 に示す．

５時間 18 分 原子炉容器破損

源喪失により非常用炉心冷却装置による安全注入

また，GE21 以降の主要事象の発生時刻は表３の８時間 54 分 CV 最高使用圧力到達通りであり，事象発生から炉心損傷までの時間は２32 時間 35 分 CV 最高使用圧力２倍到達

時間 34 分，格納容器の圧力が最高使用圧力の２倍

略語に到達するまでの時間は 32 時間 35 分であった．

CV
A
SE
GE

：格納容器
：警戒事象
：特定事象
：緊急事態事象

図 12

１次冷却材圧力の経時変化

図 13

１次冷却材高温側温度の経時変化

図 14

格納容器圧力の経時変化

図 15

格納容器雰囲気温度の経時変化

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 NT‑ 12

186

5. 結

言

平成 30 年度に実施された関西電力㈱美浜発電所
３号機を対象とした訓練シナリオ解析の結果から，災害事象進展ならびに AM 策が実施できなかった
場合のプラント応答について評価を実施した．その結果，以下に示す知見が得られた．
（1）事象発生からの時間は，原災法第 10 条通報
事象まで 55 分，原災法第 15 条該当事象まで
１時間 25 分であった．
（2）炉心損傷前に，選定した AM 策である恒設代替低圧注水ポンプ等による炉心注入および原
子炉下部キャビティ注水ポンプ等による格納
容器スプレイを実施することにより，１次冷却材高温側温度（炉心温度），格納容器の圧力と温度の上昇も抑制され，事象が収束する
ことを確認した．
（3）GE25 あるいは GE21 発信後に AM 策が実施できなかった場合の MAAP 解析を実施した
結果，GE25 のケースでは事象発生から炉心損傷までの時間は７時間 23 分，格納容器の圧力が最高使用圧力の２倍に到達するまでの
時間は 34 時間 07 分，GE21 のケースでは事象発生から炉心損傷までの時間は２時間 34 分，
格納容器の圧力が最高使用圧力の２倍に到達するまでの時間は 32 時間 35 分であった．

文

献（1） IAEA,“Basic Safety Principles Nuclear
Power Plants 75-INSAG-3 Rev.1”, INSAG-12,（1999）．
（2） 内閣府ホームページ，“ 原子力災害対策特別
措 置 法 ”，http://www.bousai.go.jp/shiryou/
houritsu/002-1.html，（2019）．
（3） 関西電力（株），“ 美浜発電所

原子力事業者

防災業務計画 ”，（2019）．
（4） Electric Power Research Institute（EPRI），“Modular Accident Analysis Program，
MAAP4 User's Manual”，（2007）．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑1

187

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−
Development of Emergency Response Training Focusing on Non-Technical Skills−（4）Practice Report on ECOTEC-training −彦野賢（Masaru Hikono）＊1
金山

松井裕子（Yuko Matsui）＊1

正樹（Masaki Kanayama）＊2

要約
発電所内で 24 時間常駐し緊急時の初期対応を担う幹部クラス職員を対象とした訓練（名称：たいかん訓練，英語名称：ECOTEC-training）は，限られたリソース（時間・人）の中で，新たに次々と困難な状況（阻害事項）が付与される中，夜間・休日の当番チームとして如何に的確に即応していくかを行動で求める特徴を有している（彦野ら，2017）．一方，発電所での訓練の定着に向けた課題も明らかになった（彦野ら，2018）ことから，発電所の要望も踏まえつつ改善（例えば，チーム編成多様化など）を行いながら実施している．本報では，2016 年度から 2018年度までの３年間の実践報告を行う．
キーワード

緊急時対応訓練，ノンテクニカルスキル，訓練評価

Abstract
Emergency response training（Translation of the Japanese name: Taikan training,
English name: ECOTEC-training）, which was developed for executive class staﬀ who remain in
the power plant for 24-hour periods, is newly added to deal with the issue of limited personnel
resources（hours / person）. The training is characterized by the action which asks trainees
exactly how to respond promptly as a holiday shift team when a diﬃcult situation（inhibition
matters）
is given one after another（Hikono et al., 2017）. On the other hand, the problems forestablishment of training on the power plant site was also clariﬁed（Hikono et al., 2018）, andimprovement in the established site based on the requests of the power plant staﬀ
（for example,
team formation diversiﬁcation, etc.）was undertaken. The implementation report describing
activities of the past three years which were carried out continuously from the 2016 ﬁscal year
are presented here.
Keywords

emergency response, non-technical skills, training evaluation

1. はじめにもしくはノンテクニカルスキル（NTS）の重要性
は，ますます高まっている．また，原子力だけでな

原子力発電所の緊急時対応チームにおいて，チーく，化学プラント，航空，鉄道または医療といったムの構成員がそれぞれに保有するテクニカルスキル

特に高い安全性が求められる分野においても，それ（業務に直結した専門知識や技量）を統合し，チー

ぞれの職場の実情に即した形で訓練が開発されていム全体のパフォーマンスとして如何なく発揮するたるところである（Flin ら，2008）．そこで， 彦野らめに必要とされる，リーダーシップやコミュニケー（2016）は，発電所に常駐する当番者が持つべき８ションなどの人間や組織に関連するソフトスキル

つの NTS 分類を東日本大震災からの教訓＊ 3 として＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所＊ 2 元（株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所 現（一社）原子力安全推進協会＊ 3 彦野ら（2016）は，政府事故調聴取記録（内閣官房，2014）を過酷事故に遭遇した際の発電所指揮官の貴重な教訓と考えた．そこで，
元発電所長の聴取記録（以降，吉田調書と記す）から教訓となり得る箇所を気づき箇所として抽出し，対象者（主語）およびノンテク
ニカルスキル分類で整理した．

188

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑1抽出した．これら８つの NTS 分類は，
「コミュニケータ（第三者専門家，もしくは INSS の研究員が実施）

ション」，「ストレス下の意思決定」，「ストレス下のの議事進行により，演習における NTS の実践状況

人間特性」，「権限委譲」，「状況把握」「状況評価（認に関する反省や良好な行動例について議論を行い，識）」，「組織管理」，および「非常事態への事前準備」

NTS の重要性や自らの遂行状況について考えを深であった．さらに，これらの NTS の向上を目的とめた（事後討議；60 分）．以上のように演習は大きした訓練（訓練名称：たいかん訓練）を開発した（彦く①事前学習，②事前情報付与，③演習実践，④事

野ら，2017）．

後討議の４段階の流れとなっている（図１）．そのたいかん訓練の主要な要素である 40 分の状況付

中で行われている演習でのプレイヤー行動の評価

与型演習では，限られたリソース（時間・人）の中は，次のようなものである．まず，演習中は，演習で，次々と困難な状況がコントローラー（演習仕掛室の様子を録画するとともに，行動観察者が行動指け人）からプレイヤー（演習対象者）に付与される標に基づいて行動観察を行い，NTS の実践状況を（例：けが人が発生する，緊急時対応設備が作動し把握する（行動指標による観察）．演習終了後にはない，活動を邪魔するように外部から問い合わせの質問紙法によって，プレイヤー自身の演習終了時点

電話が次々入るなど）．その中で当番チームとしてでの状況認識，演習中の行動の振り返り，作業負荷如何に的確に状況に即応するかをその場の実践で求などを把握する（質問紙による主観評価）．その後，めることがこの演習の特徴である．一方，訓練カリ

振り返りで良好事例や反省点について議論する（事キュラム定着に関する課題とその改善への方向性も

後討議）．

明らかになった（彦野ら，2018）ことから，発電所の要望も踏まえつつ訓練の定着に向けた改善活動を発電所協力のもとで実施しているところである（例
えば，演習場所多様化，シナリオ多様化，チーム編
成多様化，内観測定簡略化，行動指標改善，事後討議改善など）．
本報告では，2016 年度から 2018 年度までの３年間の整理を行うことを目的とする．

2. たいかん訓練の計画
2.1 たいかん訓練基本設計
図１

たいかん訓練の流れ（基本設計）「たいかん訓練」の基本的な流れは，以下のようなものであった（より具体的な内容は彦野ら（2017）

加えて，訓練終了後には，360°
カメラで録画されを参照のこと）．まず，①プレイヤー（６名ないした映像と音声を用いて行動観察者が再びビデオ観察

は４名を１チームとする）に対し，１週間前を目途を行い，より詳細な NTS の実践状況を再確認するに事前学習と目標設定することを求めた．次に訓練（行動指標によるビデオ観察）．さらに後日，事後討

当日，まず，②緊急対策本部が立ち上がるきっかけ

議の内容や質問紙の結果とあわせ，チームの状況にとなる初期事象（例えば，地震や火災など）についついてコメント（フィードバック）した．

ての時系列情報と初期時点での状況が知らされる

以上のように，たいかん訓練はリアルタイムでの（事前の情報付与；５分）．そして，③緊急時対策本対応を求める緊迫感のある対応型演習を採用してい部にプレイヤーが移動し，初期事象への対応と，コる．さらに，発電所構内（または近隣）で実施するントローラーから新たに電話で与えられる様々なことから，プレイヤーは遠方まで出張する必要がな

阻害事項（負傷者情報や支援要請など）への対応

く比較的短時間で参加が可能で，万一，トラブル等も求める（演習；40 分）．プレイヤーの行動は複数の緊急時が発生した場合は訓練を中止し，直ちに本の 360°カメラで録画されるとともに，行動観察も来の業務に戻れるメリットを有している．また，発並行して実施した．演習終了後は，④ファシリテー

電所の実際の当番者でチーム構成を計画できるととINSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑1

表１

189

たいかん訓練一覧（2016 年度以降 2018 年度まで）

もに，予定者が急遽参加できなくなった場合にもメ

員派遣」
，
「戦略」
，
「情報伝達」，「対外通報」）を想ンバーの組み合わせの変更が容易である．コント

定し，
この行動計画６項目と過去の「たいかん訓練」

ローラーも発電所の協力により，各発電所固有の事で観察された NTS 良好事例との関連づけを行った情を踏まえた阻害事項のリアルさを高めることが可結果，観察された NTS 事例はいずれかの ICS 項目

能で，これによるプレイヤーの没入感を高める効果に整理することができ，ICS は何を行うかという側が得られている．

面（What）からのシステムである，一方，NTS は
どのようにやるかという側面（How）からのスキ

2.2 カスタマイズ例

ルと考えられると結論づけた（彦野ら，2019）．
以上のように，発電所の要望は様々であり，そのたいかん訓練は，2.1 節で示した設計を基本とす
るが，発電所（受入担当課）との間で具体的な訓練

都度，要望に応じて計画をカスタマイズすることが，訓練定着への成功の伴となると考える．

実施計画を相談していくなかで，複数の訓練要素においてカスタマイズする必要（要望）がその都度生2.3 たいかん訓練実績一覧

じた．
例えば，2018 年度におけるカスタマイズ例を紹過去３年間（2016 年度から 2018 年度まで）に実介すると，１チームを６名の体制ではなく，14 名施した７回分の訓練一覧を表１＊ 6 にまとめた．３に拡大して訓練したいとの要望を受けた．発電所実年間で延べ 115 名が受講した．特に，A 発電所では態として平日の夜間は，当番以外の幹部職員も構内

延べ 80 名が受講し，受講対象である幹部クラス職で勤務していることが多く，さらに，今回は最低限

員のほとんどが，たいかん訓練を１回ないしは２回のリソース体制ではなく，当番以外の応援者

＊4

も

受講した．

含めた体制で演習を行うことにより，チームビルド

また，演習シナリオはこれまでに３種類（①自然や指揮命令場面でインシデントコマンドシステム＊ 5

災害編，②人為災害編，③内部犯行編）を作成し（ICS）ルールが機能することも確認したいというた．大まかなシナリオの希望についてニーズ調査し要望であった．

た後に，吉田調書からの教訓を反映しながら，コン

そこで，ICS ガイド（公益社団法人日本医師会，

トローラーが約 15 個程度の阻害事項をプレイヤー

2014）から，プラントにおける災害初動時の ICS 行に付与するよう作成した．シナリオや阻害が，それ動計画６項目（「体制の確立」，「構内入域制限」，「要

ぞれの状況に即した内容になっているかについての＊ 4 当番以外の職員も，たまたま事象発生時に発電所構内で勤務していたとの想定でプレイヤーに加えた．
＊ 5 指揮命令系統の明確化，監督限界の設定，専門用語の共通化等の危機対応活動を定めた緊急時のマネジメントシステム＊ 6 表中では以下のように略記した．SBO（Station Black Out）
：全交流電源喪失；LOCA（Loss of Coolant Accident）：冷却材喪失事故；
ブラインド：プレイヤーには事前に演習シナリオを伝えない

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑1

190

確認は，各発電所の協力を受けた．

年度も高く評価（4.53, n=47）した．一方，図３をみると，現場調整者の評定は，他の役割より若干低

3.

3 か年の訓練実施結果

3.1 参加意義評価

く（4.25）ばらつきが大きい（ただし，有意差はな
い F（4,109）=1.758）ことがわかった．それぞれのシナリオ設定では，現場調整者に対しアクションを促す阻害付与を計画しなかったことから，プレイ

たいかん訓練終了時に，訓練への参加意義についヤーによって演習中は何もすることがないと感じたてプレイヤーに質問紙で評定を求めた（質問１項

ためと思われる．一方，応援についても，現場調整

目：あなたはこの演習に参加した意義を感じました

者同様，シナリオでは阻害付与を計画していないが，か）．評定は５段階で尋ねており，値が高くなるほ

現場調整者より評定平均は高いことから，現場調整

ど演習の意義をより肯定的にとらえていることを意者の評定の低さは，本訓練に臨む意識差とも思われ味する．参加した 115 名中，演習途中で呼出によりた．

欠場した１名を除く 114 名から回答を得た．その結

シナリオ別の評定値比較を図４に示す．平成 28

果，
評定平均値は 4.59（SD=0.66）であり，
プレイヤー

年度から平成 30 年度までに３種類のシナリオを３は参加意義を高く評価した．

発電所で実施してきた．
シナリオ①と②については，

参考に，年度別の比較（図２），および役割別の３発電所の結果を，また，シナリオ③については平比較（図３）を示す．図２によると，プレイヤーは

成 30 年度の結果を示す．さらに，発電所別の評定

過去２回（2016 年度および 2017 年度）同様，2018

値比較を図 5 に示す．比較したデータは，３発電所共に実施したシナリオ①および②を合わせた結果と図２

参加意義評価結果（年度別比較）

図４

参加意義評価結果（シナリオ別比較）

図３

参加意義評価結果（役割別比較）

図５

参加意義評価結果（発電所別比較）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑1

191て書くことには慣れていない．
記録の標準化が必要．

して示す．
これらの結果を総括すると，プレイヤーは，シナリオ，発電所，役割によらず，総じてたいかん訓練に参加した意義を高く感じていたといえる．

（2）簡潔な報告の定型化
緊急時の報告は普段以上に簡潔なものとする．例
えば「注目！」「◯◯の報告！」と言い，内容は結論を初めに言い，必要に応じて補足すること．終わ

3.2 作業負荷評価

りに「以上」で終わったことを伝える．電話でも同様である．

作業負荷評価は，全体的負担感を 0-100 のアナロ

（3）報告の前に一瞬，頭の中で整理する

グスケールでプレイヤーに評定を求めた（０：負担

発言の前に，一瞬でよいので「コレとコレの２点

なし〜 100：負担あり）．シナリオによる結果の比を言うぞ」というように頭のなかで確認する．メモ較を図６に示す．2018 年度に実施したシナリオ③も有効に使うこと．

の全体的負担感は 53.0 であり，演習設定（シナリオ（4）より良いコミュニケーション＋阻害およびプレイヤー数）として過去のシナリオ

発言するときは，挙手をして，相手の注目を惹いと比較し，総じてプレイヤーへの負荷がかからなてから発言すること．はっきりと語尾まで明確にかった．なお，分散分析では，全体的負担感にはシ

しゃべり，ブリーフィングでは「開始」「終了」をナリオによる差がみとめられた（F（2,111）=7.775,
p<.01）．下位検定の結果，人為災害編の負担感は，（5）伝えるべき時には，伝える明確にすること．

自然災害編（p<.05）および内部犯行編（p<.01）よ緊急時の本部においては，６役は，ほとんどいつ

りも高いことがわかった．これは，直接阻害を受けでも何かをしているはずであり，重要な案件につない参加者が多かったためと考えられる．

いて検討中であったりする．そういうときに，「今，伝えるか，後にした方が良いだろうか？」と迷うこともあろう．迷うくらいであれば，伝えること．
（6）全体指揮者は，常に，部下からの報告を受けられる状態にいる「円卓」は，全ての重要な情報が集まる場である．
円卓は常に「他からの情報」を受け付けられる状態にしておくこと．
（7）全体指揮者の役割
チームのモチベーションを維持し，迷いのない状
態で部下が作業できるようにすること．
（8）フォロワーシップについて

図６

作業負荷評価（シナリオ比較）

受けた指示について疑問や懸念があれば，きちんとそれを言うことを願う．演習では，現場調整者や

3.3 観察者からのフィードバック事例

保修班は，やることが少ないかもしれないが，自ら積極的に役割を見つけること．柔軟に対応できるの

訓練中のチームの特徴を掴みチームに提言するため，訓練中の動画映像を４名の研究者が事後に観察してきた．以下では，フィードバックとして発電所に提言してきた内容を整理し記述する．

は「人」だけである．
（9）全体指揮者をフォローするチームの役割分担をよく考え，一種の権限委譲が行われるので，「役割分担の設定」が極めて重要になる．チームの動きの全体をモニタリングし，仕事（1）白板の書き方の工夫と標準化
白板に「状況がひと目でわかるように書く」ことは極めて難しい．設備のトラブル状況であれば，「こ
う書けば良い」ということが，経験的に分かっているが，設備状況以外の事象（例えばけが人）についのない人はいないか，困っている人はいないか，など，チーム全体が有機的に機能しているかどうかをフォロワーもモニタリングすること．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑1

192

4. まとめれ，分野横断領域としてヒューマンパフォーマンス
活動も検査されることとなる．本訓練は，想定され以上，本報告では，３か年実践した「たいかん訓ていない潜在的リスクにどのように職員ひとりひ練」結果を報告するとともに，効果をより高めるた

とりが立ち向かい，それをどのように低減するか，めの観察結果のフィードバック事例をまとめた．

どのように脆弱点を把握し改善するかの対応策の訓練に参加した意義を尋ねた評定結果は，プレ

ひとつとなろう．今後も，試行錯誤を重ねながら，イヤーの属性（所属発電所もしくは役割），および，発電所の自主的安全性向上に寄与するよう，継続的シナリオに関わらず，高い肯定的評価を受けた．毎に訓練の改良を行う予定である．

年，発電所の手配により，様々なチームが編成されなお，本訓練は，事業者の「原子力発電の安全性ていた．緊急時対応経験の豊富なメンバーが多い向上に向けた自主的かつ継続的な取組みのさらなるチーム，または，経験の浅いメンバーを中心に構成

充実＊ 7」に沿った取組みのひとつとして実施していされた若いチームもみられた．また，１班あたりる（関西電力株式会社，2019）ことを付記する．

の人数を 14 名と倍以上に増やしたカスタマイズも行った．
しかしながら，どのようなチーム構成であっ謝辞ても，その役割・人数に関わらず，プレイヤーはそれぞれに多様な気づきを自ら得ていたことが，事後本研究の遂行にあたり，（株）
テムス研究所，（有）

討議，自由記述で明らかとなった．プレイヤーからインタークエスト，（株）ジョーソンドキュメンツのは，「緊急時対応に際しては，本訓練を通じて得たご協力をいただいたことを，記して感謝します．

気づきを活かしたい」，「普段とは違う訓練なので繰り返し受講したい」との意見も受けた．当方の説明

引用文献不足から，初めて受講する幹部は参加するまでは若干の不安が交錯していたが，受講後は本訓練の意義

Flin, R., OʼConnor, P., & Crichton, M.（2008）.

をほとんどのプレイヤーが感じていた．また，2018

Safety at the sharp end: a guide to non-

年度では，訓練の経験者が再び参加した場合も含ま

technical skills. UK: Ashgate.（フィリン , R.・

れていた．訓練経験者の中には，前回の反省と気づ

オコンナー , P.・クリチトゥン , M.

きを生かし，明らかに高い目標をもって再び臨まれ明哲・十亀洋・中西美和（訳）（2012）．現場

た方もみられた．再受講することでより高いスキル

安全の技術−ノンテクニカルスキル・ガイドが身に付けられることを改めて主張したい．

小松原

ブック 海文堂出版）．

2018 年度の訓練では ICS 確認も期待できること

彦野賢・松井裕子・金山正樹（2017）．ノンテクニから，１チームあたり 14 名構成とした例もあった．

カルスキルに着目した緊急時対応訓練の開40 分間に投入する阻害数は変えていないことから，

発（1）「たいかん訓練」の開発と試行 INSS

プレイヤー一人当たりの負荷量（作業負荷評定結果）

Journal, 24, 32-41．

は，これまでの訓練事例より低くなった．一方で，

彦野賢・松井裕子・金山正樹（2018）．ノンテクニ

自分のできること，すべきことを自律的に考え行動

カルスキルに着目した緊急時対応訓練の開発

するプレイヤーもみられるなど訓練に対する個々人（3）「たいかん訓練」における評価に向けたのとらえ方によっては，行動のコントラストが浮か

課題 INSS Journal, 25, 31-45．

び上がった．演習を撮影した動画を活用し再度振り

彦野賢・松井裕子・長嶋一史（2019）．インシデン

返りすることによって，より積極的なアクションがトコマンドシステムの習熟に対するノンテク

とられるなど，ますます演習成果の向上が期待でニカルスキル訓練の有効性

きる．さらに，現在，VR（バーチャルリアリティ）

2019 年春の年会 , 3K06.

日本原子力学会を活用した振り返りも模索しているところである．

彦野賢・作田博・松井裕子・後藤学・金山正樹（2016）．

2020 年４月から発電所では新検査制度が開始さ

政府事故調聴取記録からのノンテクニカルス＊7

福島第一原子力発電所事故から，原子力発電固有のリスクへの認識や向き合う姿勢が十分ではなかったことを踏まえ「原子力発電の安全性向上に向けた自主的かつ継続的な取組みのさらなる充実」（以下，ロードマップ）を策定し，これに沿った取組みを進めている（関西電力，2019）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑1

キル教訓の抽出 INSS Journal, 23, 153-159．
関西電力株式会社（2019）. 原子力発電の安全性向上に向けた自主的かつ継続的な取組みのさらなる充実（ロードマップ）」の 2018 年度下期の進捗状況および 2019 年度の計画について
Retrieved from https://www.kepco.co.jp/
corporate/pr/2019/0520̲1j.html.（2019 年 ６月 18 日）．
公益社団法人日本医師会（2014）. 緊急時総合調整システム ICS 基本ガイドブック

東京法規

出版 .
内閣官房（2014）. 政府事故調査委員会ヒアリング
記録 Retrieved from https://www8.cao.go.jp/
genshiryoku̲bousai/fu̲koukai/fu̲koukai̲2.
html.（2019 年６月 18 日）．

193

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑2

194

RAG を活用した潜在リスクの気付き支援に関する試行
A Pilot Study on Support of Potential Risk Awareness Using Resilience Assessment Grid
作田博（Hiroshi Sakuda）＊1

北村

正晴（Masaharu Kitamura）＊2

要約
2011 年３月 11 日に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故は，想定外事象に対する日頃からの準備の重要性，および緊急時での柔軟な対応が可能となる能力を醸成しておくことの重要性を教訓として残した．最近，注目を浴びているレジリエンス・エンジニアリングでは，レジリエンスとはシステムが想定された条件や想定外の条件のもとで要求された動作を継続できるために，自分自身の機能を調整できる本質的な能力としている．組織のレジリエンス能力（ハードとソフトの両面）を高めたからといって大事故を防止できる，または収束させ得るとは限らないが，これらの能力がなければ事故は拡大する可能性が増えることが予想される．これらのレジリエンス能力を高めるためには，原子力発電所の各職場のレジリエンス性の特徴と脆弱性（brittleness）を抽出し，それに気付くことから出発する必要があると考えられる．そこで，レジリエンス・エンジニアリングで提唱されている RAG（Resilience Assessment Grid）と呼ばれる質問群を活用して，原子力発電所各職場のレジリエンス性の特徴と脆弱性，すなわち潜在リスク
への気付きをより容易にするための質問群を開発した．その後，その質問群を活用した研修を試運用し，その有用性について確認した．
キーワード

レジリエンス・アセスメント・グリッド（RAG），潜在リスク，脆弱性，研修，原子力発電所

Abstract
The TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident that occurred in
March 2011 left nuclear power engineers with the lesson that it is important to foster the ability
to be able to prepare on a regular basis for unexpected events and to respond ﬂexibly in case of
emergency. In resilience engineering, which has received a lot of attention recently, resilience isan essential ability in which a system can adjust its own functions and can continue to performthe requested operation under assumed or unexpected conditions. Increasing organizational
resilience capabilities（both with hardware and software）
may not necessarily prevent or mitigate
a major accident, but without these capabilities it is expected that impact of the accident may
increase. In order to enhance these resilience capabilities, we believe that it is necessary to startby extracting and recognizing the characteristics of resilience and brittleness of each workplace
in a nuclear power plant. Therefore, we developed questionnaires in order to make it easier tobecome aware of the characteristics of resilience and brittleness of each workplace in the plant,
by using original questionnaire items called RAG（Resilience Assessment Grid）
proposed in theframework of resilience engineering. After that, we conducted a trial operation of training using
the questionnaire items and conﬁrmed RAG usefulness.
Keywords

resilience assessment grid, potential risk, brittleness, training, nuclear power plant

1. はじめにる．また，それらの設備を取り扱うための訓練も充実強化され，休日，深夜を問わず数十名の要員が発2011 年３月 11 日に発生した東京電力福島第一原

電所内に待機している．

子力発電所事故（以下，東電福島事故と略記）は，

東電福島事故は，想定外事象に対する日頃からの国内外へ大きな影響を与え，現時点でも多くの原子準備や緊急時での柔軟な対応が可能となる能力を醸

力発電所は再稼働していない．東電福島事故以降，成しておくことの重要性を教訓として残した．
最近，

規制当局からは新規制基準が示され，代替電源の確注目を浴びているレジリエンス・エンジニアリング

保や移動型ポンプの設置などハード対策は進んでいでは，レジリエンスとはシステムが想定された条件＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所＊ 2 （株）テムス研究所

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑2

195

や想定外の条件のもとで要求された動作を継続でき

本研究の目的は，組織自体の評価ではなく，あくるために，自分自身の機能を調整できる本質的な能までも原子力発電に従事する各職員が自職場のレジ力としている（E.Hollnagel ら，2014）．組織のレジ

リエンス性の特徴と脆弱性に気付くという自己啓発

リエンス能力（ハードとソフトの両面）を高めたかをねらったものである．そのため，RAG の質問群らといって大事故を防止できる，または収束させ得をこの目的に沿った形に適合化（tailoring）し，開るとは限らないが，これらの能力がなければ事故は発することを試みた．

拡大する可能性が増えることが予想される．
したがってレジリエンス能力を高めるために

3.1 実施方法

は， 各 職 場 の レ ジ リ エ ン ス 性 の 特 徴 と 脆 弱 性（brittleness）を抽出し，気付くことから出発する必要があると考えられる．

レジリエンス・エンジニアリングで提唱されている原典（E.Hollnagel ら，2014）（以下，「原典」とする）

関西電力は「原子力発電の安全性向上への決意」の RAG 質問群を基礎として，レジリエンス性の特（2014 年８月１日）と題した社長名文書において，徴と脆弱性への気付きを促すために RAG 改訂版を絶えずリスクを抽出および評価して，それを除去な開発するにあたり，今後の質問群の使われ方も考慮

いし低減する取組みを継続するとうたっている．筆して，以下の視点で検討する．

者らは，これらの継続的な実践活動を支援する方策を提供することが重要であると考え，潜在リスクについて考え，低減することの重要性に気付くための研修について検討することとした．

（1）質問内容のわかりやすさ
原典の RAG は，分野を問わず一般的，汎用的に書かれているため，特定の職場に適用する際にはわ
かりづらさを含んでいる．レジリエンス・エンジニ

2. 目的

アリング提唱者のひとりである Hollnagel は，これらの内容はその分野に適した内容に変更すべきだと

レジリエンス・エンジニアリングにおいて RAGしている．本研究では，原子力職場の運転経験者に（Resilience Assessment Grid）と呼ばれる質問群

繰り返しインタビューを実施し，その意見を質問項が提唱されており，組織のレジリエンス度を「対処目に反映することを試みる．

する」「監視する」「学習する」「予見する」の４つの能力毎に準定量的に評価できるようになってい（2）質問の流れのわかりやすさる（E.Hollnagel ら，2014）． そ こ で， こ の RAG を

Endsley は，人間の状況認識は，一般的には知覚，活用して，原子力発電所各職場のレジリエンス性の

状況認識，対応策の選択，選択結果の実行という流特徴と脆弱性，すなわち潜在リスクへの気付きをよれとなるとしている（M.R.Endsley et al.，2000）．

り容易にするための質問群として開発し，気付き研

質問項目を「状況認識」と「対応策の選択・選択結修の有効性を確認することを目的とした（作田博，果の実行」の２つに分けて整理すると，質問の流れ

2018）
．

がわかりやすくなり，質問内容自体の意味もより理解しやすくなると考えられるので，この観点で検討

3.

RAG 質問群の開発
RAG は，もともと組織のレジリエンス性を準定する．
（3）対人交流的記憶の活用

量的に評価するためのツールであり，対処する能力

大規模な事故を考えた場合，単一組織や部署だけ（10 項目），監視する能力（10 項目），
学習する能力（10で対処することは考えにくい．
このような状況では，

項目）および予見する能力（８項目）毎に質問群が組織全体として有しているリソースについて，誰構成され，たとえば５段階評定であれば優秀，満足，が，またはどの部署がそのリソースを持っているか

受容可，受容不可，欠陥状態などのように評価するを知っていることが重要である．このような知識をものである．得られた評定点はレーダーチャートなWegner は対人交流的記憶（Transactive Memory）

どで表示し，当該組織のレジリエンス性の特徴を把と名付けている（D.M.Wegner，1995）．この観点握することが可能となる．

から，質問項目に反映することを試みる．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑2

196

3.2 実施結果（4）脆弱性への気付き
レジリエンス・エンジニアリングの研究者，実践者の一部は，レジリエンスの逆の特性である脆弱性（1）質問内容のわかりやすさ

への気付きを促す方策という側面から検討を進めて運転経験者２名に対して，計３回のインタビューいる．脆弱性の要因が検知され，適切な対処策が講を実施した．その結果，具体的な検討対象を示した

じられれば，システムや組織のレジリエンスは結果方がわかりやすく，またシビアアクシデント（SA）

的に向上することになると考えることは合理的であ

事象そのものではなく，SA に移行する前の危惧事る．この認識を踏まえて，まず対処する能力に関す

象または重大事象に焦点を絞る方が良いとの意見をる脆弱性要因探求型質問群について検討する．

得た．対象を SA にするとその対応の選択肢が狭まるため，より広い視点で捉える方が良いとのことで（5）質問群の提供の仕方あった．また，事前に SA シーケンスリスト（シミュ

原子力発電所においてレジリエンス能力を発揮す

レータ訓練で考慮している機能喪失の組合せリスる前提として，原子力技術や運転操作に関する知ト）などを回答者に提示した方が回答者の理解が得

識・スキルを有しておくことが望まれる．そのためられやすいことがわかった．対処する能力に関する

RAG 改訂版の開発にあたっては，最初に原子力発

質問群の改訂版を原典と比較して表１に示す．この電所の運転業務経験者に意見を求めている．

RAG 改訂版質問群は，検討対象事象を SA 危惧事象

その後，RAG 改訂版について原子力発電所運転／重大事象に限定しているので，事象限定型 RAG

業務，原子力安全業務および保守業務の従事者から方式と呼ぶ．

フィードバックを得ることができたので，効果的な質問群の提供の仕方について検討する．
表１

RAG 原典と改訂版の比較【対処する能力】

原典

改訂版（事象限定型 RAG 方式）

Q1

事象リスト
整備

対処策を用意する事象のリストはあるか？
そのリストは合理的で十分網羅的か？

Q1

事象リスト
整備

運転チームのリーダーとしてあなたが対処すべき SA 危惧事象
／重大事象に関して，どのような事象群が考えられますか？
できるだけ多く挙げてみてください．

Q2

選定の
根拠・理由

上記 1. の事象を選択するための根拠はあるか？
その根拠は，経験，規制，設計基準，リスク評価，業界標準， Q2
その他，何に基づいているのか？

対処開始の
基準

具体的にひとつ SA 危惧事象／重大事象を想定してください．
その事象が起きたと判断する指標またはパラメーター（の組み合わせ）はどのようなものですか？
別の事象については，いかがですか？

Q3

改訂の
適切さ

リストは適時改訂（更新）されているか？
いつ，または何を契機に改訂するかという規則や指針は確立しているか？（例：規則的に？または随時？）
どんな条件に基づき改訂されるのか？
（事象の統計によって？事故によって？）

Q3

管理的事項

Q1 で回答いただいた SA 危惧事象／重大事象群は，どのような判断基準に基づいて決められているとお考えですか？
その判断基準は，適時改訂されていますか？

Q4

対処開始の
基準

対処開始の基準はあるか？あるとしたら，しきい値的な基準か，変化率的な基準か？
Q4
それらの基準は絶対的なものか，それとも内部的または外部的要因に依存するものか？

対処行動の
選択

想定された SA 危惧事象／重大事象に対して，それぞれ準備されている対処策があると思います．その対処策で十分だと判断した理由は，何でしょうか？

Q5

対処行動の
選択

リストに掲載されている想定事象に対して準備されている対処策が，十分だと判断した理由は？経験？モデルによって？
対処策がどのように選ばれたのか明らかか？

Q5

対処の
速やかさ

その SA 危惧事象／重大事象が起きたと判断した場合，対処が開始されるまでの時間，ならびにその対処が有効に機能しはじめるのに必要な時間はどの程度でしょうか？

Q6

対処の
速やかさ

対処が開始されるまでの時間は？
対処行為が全力状態に達するまでの時間は？

Q6

持続時間，
リソース

その対処策は，どのくらい継続して続けることができるでしょうか？
継続できなくなるとしたら，どのような場合でしょうか？
その時の対策は，どのようなものでしょうか？

Q7

持続時間

対処策の持続時間は？
リソースの補給は速やかに可能か？
事象に抵抗していられる時間は？

Q7

終了基準

SA 危惧事象／重大事象が収束して危機は回避できたと判断するための判断基準は，どのようなものでしょうか？

Q8

リソース

対処のためのリソース（人員，物資，能力，経験，時間など）は十分か？
Q8用意された対処行動専用に確保されているリソースはどのくらいあるのか？

動作待機
状態確認

対処のための待機状態は常に維持されていますか？
その待機状態はどのようにして，またどのような時に確認されているのでしょうか？

Q9

終了基準

事象の収束を判定し通常状態に戻るための基準はあるか？

Q10

動作待機
状態確認

対処のための待機状態は維持されているか？
その待機状態はどのようにして，またどのような時に確認されているのか？

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑2（2）質問の流れのわかりやすさ

197る質問）を検討した．対処する能力に関する質問

質問項目の流れをわかりやすくするためには，質群 Q3「管理的事項」における「問１で回答いただ

問項目を「状況認識」と「行為実行」に関するもいた SA 事象群はどのような判断に基づいて決めらのに分けてまとめることが有効であると考え，これているかとお考えですか．
」においては，複数のの観点に立って対処する能力について質問項目

部署にまたがって判断していると考えられることかを 分 け て 整 理 し た．Endsley の 状 況 認 識 モ デ ル

ら，詳細な内容の紹介は不要とし，どのような情報（M.R.Endsleyet al.，2000）の簡略版と対処する能を踏まえて，誰（どの部署）が決めているかを回答

力に関する質問項目との関連を図１に示す．

できれば良しとした．

コーディネータが介在し質問を投げかける場合

この対人交流的記憶の視点を事象限定型 RAG には，回答状況から補足説明や質問を加えたりするこ

追加導入した．先ほどの人間の状況認識モデルの視とが可能であるので，回答者にとっては質問項目の点の導入と併せて，これを事象限定型 RAG（認知流れを意識する必要はない．しかし将来的にこの質的改良版）方式と呼ぶ．

問項目をセルフチェックすることを想定すれば，この流れのわかりやすさは重要である．

（4）脆弱性への気付き

先に作成した事象限定型 RAG に，人間の状況認

脆弱性の要因を探究する視点で検討した「対処す識モデルにより質問項目の順序を配慮した質問群をる能力」の質問群を表２に示す．先ず，
「あなたが

作成した．

担当している業務において，これが起きたら対処困
難だと感じる事象例を挙げてください．
」から始まり，その対処困難とする要因，その要因が解消され

⎔ቃ
ཬ䜃
⤌⧊䞉
䝅䝇䝔䝮

≧ἣㄆ㆑
▱ぬї⌮ゎїᮍ᮶᥎

ᑐᛂ⟇䛾
㑅ᢥ

㑅ᢥ⤖ᯝ
䛾ᐇ⾜

ていない背後要因，この問題を解決するための具体方策について，順次考えさせる内容となっている．
RAG 改訂版の質問群は，基本的に対象を具体的䛂ᑐฎ⬟ຊ䛃䛾౛に明示していない．
具体的な対象を提示することで，䛆≧ἣㄆ㆑䛇
Q 1 ஦㇟䝸䝇䝖ᩚഛQ 2 ᑐฎ㛤ጞ䛾ᇶ‽Q 3 ⟶⌮ⓗ஦㡯
Q 8 ືసᚅᶵ≧ែ☜ㄆ䛆⾜Ⅽᐇ⾜䛇
Q4 ᑐฎ⾜ື䛾㑅ᢥQ5 ᑐฎ䛾㏿䜔䛛䛥
Q6 ᣢ⥆᫬㛫䚸䝸䝋䞊䝇Q7 ⤊஢ᇶ‽イメージが捉えやすく，回答はしやすくなると思われるが，質問項目が応えを誘導したり，ある範囲に限定してしまうとそもそものレジリエンス性が失わ

図１

Endsley の状況認識モデルの簡略版と対処する能力に関する質問項目との関連れることになる．この点で，「これが起きたら対処困難だと感じる事象例」を自らが考えることがきわめて重要なことと思われる．

（3）対人交流的記憶の活用

事象限定型 RAG 方式では，検討対象範囲を SA

リソース（人的資源も含む）の充実につながる対危惧事象／重大事象にある程度限定しているが，こ人交流的記憶についての質問（組織内の誰，またはの脆弱性要因探求型の質問群は検討対象そのものをどの部署がその知識やスキルを有しているかを尋ね

自由に想起してもらう形式としているので，運転部

表２

脆弱性要因探求型質問群の例【対処する能力】
脆弱性要因探求型質問群（部門横断型 RAG 方式）

Q1 事象例の抽出

あなたが担当している業務において，これが起きたら対処困難だと感じる事象例を挙げてください．

Q2 脆弱性要因の抽出

その事象例が対処困難な要因，すなわち脆弱性要因をできるだけ多く挙げてください．（例：ハードの備えが不足，人員や体制の不備，訓練の不足，状況認識の困難さ，想定外リソースの必要性，など）

Q3

前問への回答で挙げた脆弱性要因の中で影響度の高いものについて，その要因が現在解消されていない
脆弱性要因の影響度評価と背後要因をできるだけ多く述べてください．
（例：知識のなさ，予算不足，人材不足，不確実さへの対背後要因の抽出
処困難，など）Q4 背後要因の対処可能性評価
Q5 背後要因対処策の検討〈 繰り返し 〉

それぞれの背後要因の対処（解消）可能性について３段階（絶対不可能，困難だが可能，努力すれば可能）で評価してください．
（困難だが可能，努力すれば可能）となった背後要因の対処（解消）策を具体的に示してください．
具体的対処（解消）策を，組織の中でオーソライズする方策を考えて示してください．
Q2 で挙げた他の脆弱性要因についても，同様に検討してください．

198

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑2門に限らず幅広い部門への適用が可能である．この表３

脆弱性要因探求型質問群を導入したものを部門横断

RAG のタイプ

対象部門

①

事象限定型
RAG

シビアアクシデントにつなが運転部門 りそうな危惧事象や重大事象
に限定

②

事象限定型
RAG
（簡略版）

①の質問項目数を減らすとともに，自由記述ではなく選択
運転部門
式回答も含めて，回答者の負担を軽減型 RAG 方式と呼ぶ．
（5）質問群の提供の仕方
原子力発電所各職場へのインタビュー結果について検討した．運転部門では，所則通りに対応することが基本にあり，４つの能力のうち「対処する」と③「監視する」が主体となっていた．
一方，原子力安全部門では，「学習する」と「予いうより組織として４つの能力を具備していること

特徴

事象限定型
人間の状況認識モデル，対人
RAG
運転部門
交流的記憶の視点を導入（認知的改良版）

④

部門横断型
RAG

全部門

脆弱性要因を探究する質問項
目を導入

⑤

部門横断型
RAG
（簡略版）

全部門

④の質問項目数を減らし，回答者の負担を軽減見する」に力点が置かれていた．レジリエンス・エ
ンジニアリングの考え方において，特定部門だけと開発した RAG 質問群のタイプが重要視されていることから，部門横断的な質問群を開発する方向性は妥当であると考えている．

4. 研修の試運用

また，インタビューの状況観察から，コーディネー
タ役の重要性が認められた．質問項目を読み上げた

前節では，原子力発電所各職場のレジリエンス性

ときの回答者の反応は様々であり，スムーズに回答の特徴と脆弱性（C.P.Nemeth ら，2017）に気付きが出されるケースが多いが，時に質問者側から適切やすくするための RAG 改訂版質問群を開発し，提な情報を回答者に投げかけることで，その後の回答

案した．

がスムーズにいくケースも見られた．
この観点から，

本節では，RAG 改訂版質問群を用いて原子力発

インタビューにおいて気付いた点をコーディネータ

電所職員に対して，脆弱性すなわち潜在リスクの気用のガイドラインとして記録に残した．

付き研修を試運用したので，その結果について報告

さらに４つの能力すべてに対して回答を得るこする．

とは回答者の負担が大きくなることが認められた．
Hollnagel も提案しているが，先ず対処する能力，

4.1 潜在リスク気付きの重要性

次いで監視する能力と学習する能力を向上させ，最後に予見する能力の向上を目指す方略が合目的性を有すると考えて良い（C.P.Nemeth ら，2017）．対象とする部門によって異なると思われるが，この逐次的 RAG 方式の導入も有用と考えられる．

東電福島事故は，想定外事象へのより適切な対応の必要性を教訓として残した．
関西電力は，ホームページに「原子力発電の安全性向上への決意」（2014 年８月１日）と題した社長
名文書（社達）を掲載している（関西電力，2019）．

3.3 まとめ

本社達は，【はじめに】【原子力発電の特性，リスク】【リスクの継続的な除去・低減】【安全文化の発展】【安原子力発電所職場のレジリエンス性の特徴と，脆全性向上への決意】で構成されている．この中で弱性に気付きやすい RAG 改訂版質問群を開発した．

【リスクの継続的な除去・低減】には，「・・・原子

事象限定型 RAG と部門横断型 RAG については，回力発電の特性とリスクを十分認識し，絶えずリスク

答者の負担軽減の観点で質問項目を絞り込んだ簡略を抽出および評価して，それを除去ないし低減する版も作成した．開発した質問群のタイプを表３に取組みを継続する．
」と記されている．原子力発電示す．

に取り組むすべての職員が，この高邁な思いが含ま

次に，発電所職員に対して本 RAG 改訂版質問群

れた決意文の趣旨に則り実践していくこと，またそを用いた研修の試運用を行い，レジリエンス性の特れを継続していくことがきわめて重要であり，その徴と脆弱性の気付きが促される程度について確認ことが安全文化を高めていくことにつながると思わ

する．

れる．
そこで，著者らはこのリスク抽出，および低減活

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑2

199

動などの実践活動を支援するため，潜在リスクへのう，2. わかりにくい，1. 非常にわかりにくい」の気付きを促す研修を提案，試運用し，その有効性に

５段階評定とした．質問群は，対処する能力５項

ついて評価することとした．

目，監視する能力４項目，学習する能力８項目および予見する能力６項目の４分類，計 23 項目で構成

4.2 実施方法

されている．回答者３人による評価結果のレーダー
チャートを図２〜図５に示す．

筆者らがコーディネータとなり，これまでに開発

質問のわかりやすさの評点が最も低かった項目

した RAG 改訂版質問群（対処する能力，監視するは，
評定平均値 2.3 点となった「学習する能力」（図４）

能力，学習する能力および予見する能力毎に作成）の「5. カテゴリー分類「事象はどのように記述さをもとに，原子力発電所職員３人に対して質問を投れていますか？ データはどのように収集され分類

げかけ，その回答を自由に求めることとした．回答

されるのですか？ 対応方策の分類について，何かに際しては職員３人による自由な意見交換も行える

基準はありますか？ 対応のしやすい方策を選定しようにした．研修終了後には質問内容のわかりやす
さ，および本研修のねらい（潜在リスクへの気付き）の達成度他について５段階評定および自由記述欄を設けたアンケート調査を実施した．研修対象者の繁忙を考慮し，全体で２時間程度とした．

4.3 実施結果（1）研修内容
東電福島事故の教訓を踏まえて，多様な緊急時対応機器が多数追加導入され，また訓練も充実してき

図２

質問のわかりやすさ【対処する能力】

図３

質問のわかりやすさ【監視する能力】

図４

質問のわかりやすさ【学習する能力】ている状況の中でも，それに安心することなく脆弱性につながる要因についての気付きが述べられていた．対処する能力に関しては，自然災害やサイバー
セキュリティなどの外的事象，設備の多重故障や共通要因故障などの内部事象，テロや疫学的事象も挙げられていた．学習する能力に関しては，仏国ルブ
レイエ発電所での河川氾濫による溢水は教訓として学ぶべき事象であったとしている．監視する能力や予見する能力に関しても要因が列挙されていた．それらのうちの多くは新規制基準で想定されているとは言え，どの要因も発生確率の極めて小さい，いわゆるレアイベントの気付きとして挙げられているということは，回答者の安全性向上への高い意識が伺える．リスク・ゼロがあり得ない現実社会において，
このようにレアイベントに思いを馳せ，それに対処していこうとする姿勢はきわめて大切なことであると考える．
（2）質問内容のわかりやすさ
本研修終了後に，質問内容のわかりやすさについてアンケート調査し，評価した．具体的には，「5. 非常にわかりやすい，4. わかりやすい，3. ふつINSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑2

200るので，グルーピングに工夫が必要」との意見があがっていた．本研修の試運用にあたって，受講者を一人ずつにする，複数にする，複数の場合は異種業務とするのか，同種業務とするのか，また役職者と担当者を混在させるのか，などの検討を種々行った．
その結果，初めての試運用ということもあり，意見がより出やすいと思われた同種業務の役職者３人とした．回答者 C の意見は，研修効果に影響を与える
重要な点であると認識しており，研修プログラムの
図５

質問のわかりやすさ【予見する能力】ていませんか？」」，および「予見する能力」（図５）

開発にあたっては十分に検討したい．

4.4 まとめの「5. 起源追求「未来の脅威または好機の性質はどのようなものですか？」」である．これらは見直す

原子力発電所職員を対象にした潜在リスク気付き必要がある．研修時にはコーディネータから，あら研修を試運用した．研修中においては，今後警戒す

かじめ用意した質問群リストに基づき質問を投げかべき脆弱性についても気付きが促され，また質問内

けるが，回答者の回答や反応に応じて適宜，例示を容のわかりやすさ，および研修のねらいの達成度に加え，補足説明をしている．アンケート調査では，

ついてはアンケート調査結果から概ね良好の評価を配布した質問群リストに対する評価を求めたので，得た．

低い評価になったものと考えられる．
全体的には回答者個人間のばらつきが認められる

5. まとめと今後の展望が，そのほとんどで評点平均値が 3.0 点を超えているので，大きな問題はないと考えられる．しかし質レジリエンス・エンジニアリングで提唱されてい問群はセルフチェック用としての活用も視野に入れる RAG（Resilience Assessment Grid）と呼ばれるているため，将来的にはわかりやすさの改善を継続

質問群を活用して，原子力発電所各職場のレジリエ

しなければならない．

ンス性の特徴と脆弱性，すなわち潜在リスクへの気付きを容易にするための RAG 改訂版質問群を複数（3）研修のねらいの達成度
今回の研修のねらいに対する達成度について，「5.
非常に効果が期待，4. 少し効果が期待，3. どちらとタイプ開発した．
その後，その質問群を活用した研修を試運用し，その有用性について確認した．

も言えない，2. あまり効果がない，1. 全く効果がな

今後の展望としては，本気付き研修を継続的に実い」の５段階評定で回答を求めた．その結果，回答

施し，発電所職員の気付きを促進させること，およ

者 A が４点，B が３点，C が４点で，評定平均値は 3.7

び研修を通して得られた知見を研修プログラムに点であった．評定が低い回答者 B の自由意見として，

フィードバックし，充実していくことである．この「我々のレジリエンス性に対する評価をしてほしい」

取り組みが原子力発電所の安全文化の向上につながと要望する声があがっていた．本研修は，個人の「気ることを期待している．

付き」をねらいとしているので，回答者の主観的評価が主体となる．しかしながら，客観的評価を望む

謝辞

意見は重要な声であるので，本研修の知見を蓄積したうえで検討することとしたい．

RAG 質問群の開発当初，質問のわかりやすさのさらに本研修の進め方についても，５段階評定で検討において，品質保証研究会エラーマネジメント

回答を求めた．その結果，
回答者 A が４点，
B が４点，

研究会の会員のご協力を賜った．
ここに謝意を表す．

C が２点で，評定平均値は 3.3 点であった．評定が低い回答者 C の自由意見として，「議論の対象の絞り込みが難しい．研修の受講者によって視点が変わINSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑2

引用文献
C.P.Nemeth, E.Hollnagel 編 , 北村正晴監訳（2017）．
レジリエンスエンジニアリング応用への指針‑ レジリエントな組織になるために 日科技連 .
D.M.Wegner（1995）. A Computer Network
Model of Human Transactive Memory,
Social Cognition, Vol.13, No.3, 319‑339.
E.Hollnagel 他 , 北村正晴・小松原明哲監訳（2014）．
実践レジリエンスエンジニアリング ‑ 社会 ･
技術システムおよび重安全システムへの実装の手引き 日科技連 .
関西電力（2019）. 原子力発電の安全性向上への決意
https://www.kepco.co.jp/corporate/pr/
2014/0801̲1j.html（2019.3）．
M.R.Endsley, D.J.Garland（2000）. Situation
Awareness Analysis and Measurement,
Routledge.
作田博（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 日本
安全学教育研究会誌 , Vol.11, 101‑104.

201

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑3

202

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
Design and trial of human factors training focused on case analysis
松井

裕子（Yuko Matsui）＊1

金山

正樹（Masaki Kanayama）＊2

要約
近年，教育ニーズに合わせた体系的な教育プログラム開発の重要性が認識されるようになっている．本研究では，ある企業を対象に，事例分析やインタビューに基づく教育ニーズの把握を行ったうえで，ヒューマンファクター研修プログラムの開発，実施，質問紙による評価を行った．研修後の質問紙調査の結果から，受講者は研修を通じてヒューマンファクターの基本的な考え方について理解し，研修プログラムの意図に沿った気づきを得たと考えられた．一方で，体系的な教育計画法のモデルの観点から，改善点も見出された．
キーワード

ヒューマンファクター研修，インストラクショナルデザイン，ADDIE モデル

Abstract
Recently, the importance of systematic instructional program development tailoredto educational needs has come to be recognized. In this study, we identiﬁed educational needs
through case analyses and interviews, then developed the instructional program, implemented
it, and evaluated it using a questionnaire for a certain company. From the results of thequestionnaire after the training, it was considered that the participants understood the basic
concept of human factors and gained awareness through their training in accordance with
the intention of the training program. On the other hand, some points for improvement wereidentiﬁed from the viewpoint of the instructional system design model.
Keywords

human factors training, instructional design, ADDIE model

1. はじめにつの開発段階，すなわち，分析（Analysis），設計（Design），開発（Development），実施（Implemen-

ヒューマンエラーの低減は，多くの産業界で長く

tation），評価（Evaluation）を指す．それぞれのス

取り組まれている課題であり，様々な企業でヒューテップの概要は以下の通りである．まず，分析段階

マンエラー防止・低減を目的としたヒューマンファ

では研修ニーズや受講者の知識レベル，制約条件な

クター教育が行われている（例えば，畑岡・和田

どを把握する．次に，設計段階では学習目標と評価（2015），濱崎（2013），吉村（2004））．

基準を設定し，目標達成に必要な研修の流れなどを一般に，特に企業内教育では，限られた時間で必検討する．開発段階では，研修で使用する教材を開

要な事柄を効果的に学ぶことが求められる．近年，発する．そして，実施段階として実際に研修を実施

教育プログラムを体系的に開発するための教育計画

し，評価段階では目標達成状況を評価し，必要に応法＊ 3 の代表的なモデルである「ADDIE（エディー）

じて改善する（鈴木，2014；Gagné, Wager, Golas,

モデル」を活用した教育プログラム開発が行われる& Keller, 2005 鈴木・岩崎監訳 2007）．

ようになっている（例えば，梅野・淺田（2015），

研修実施後の評価には，研修の効果測定モデル

田中（2007））．

として，カークパトリックの４段階評価モデル「ADDIE モデル」は，教育プログラムを体系的（Kirkpatrick, D. L., 1975）がよく用いられる（Gagnéに開発するためのモデルであり，「ADDIE」は５

et al., 2005 鈴木・岩崎監訳 2007）．このモデルでは，＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所＊ 2 元（株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所 現（一社）原子力安全推進協会＊ 3 インストラクショナル・デザイン（ID）あるいはインストラクショナル・システム・デザイン（ISD）と呼ばれる．ISD は，ID よりも広く教育システム全体のデザインを指すが，本邦では ID が ISD と同義の用語として用いられることも多い（鈴木，2014）．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑3

評価の視点を①反応：参加者のプログラムに対する関係，の４点に課題が見出された．

評価，②学習結果：学習内容の習得度，③行動変（2）組織風土調査からの分析

203

容：参加者のプログラム終了後の行動の変化，④結

当該企業内で実施された組織風土に関する質問紙

果：参加者の行動の変化がもたらす組織への影響，

調査の直近３年分の結果について，災害事例と同様の４段階に分けている．このうち，①②は研修直後に，４名の研究者の議論を通じて課題となるヒューに評価可能で，研修の質の保証にしばしば用いられ

マンファクターを特定した．

る．研修内容が実務によい影響を及ぼしたかどうか

その結果，両事業所ともに「報告する文化」に関は，③または④のレベルでの測定が必要となる．こする評定値が低いことが見出された．
「報告する文の測定は，研修後，数週間〜３か月程度期間を置い化」には安全に関するマイナス情報の報告のしやすて実施されることとなる．本研修では継続調査が困さを問う項目が含まれており，ヒューマンエラーが難であるため，①反応および②学習結果の評価に発生した場合に失敗した個人を責める組織的傾向とどめる．

との関連がしばしば指摘されている（Reason, 1997

本報告では，ある企業の２つの事業所（以下，そ塩見監訳 1999）．加えて，B 事業所は全体的に評定れぞれを A, B 事業所と記す）を対象に計画，実施

値が低く，中でも「上級管理者の明確な方針と実行」

したヒューマンファクター研修について報告する．

「作業管理」の評定値が低かった．このことから，研修の一連の実施にあたっては，上記の ADDIE モ

現場を監督する立場にある管理職のマネジメントにデルの考え方を参考にした．また，ADDIE モデル

課題があると推測された．

の観点から，今後，同様の研修の実践にあたっての
改善点について検討する．

（3）インタビューからの分析
両事業所の実態を把握するため，両事業所６名ず

2. 研修プログラムの設計

つ，計 12 名の職員に対して，半構造化面接法＊ 4 によるインタビューを行った．主な質問項目は，災害

2.1 ニーズ分析

事例分析および組織風土調査結果に基づいて用意された．インタビューは，回答者１名に対して，調査

当該企業の研修に対する主たるニーズは，「ヒュー者２名で約１時間ずつ行った．インタビュー開始時

マンエラー低減のために，社員が知っておくべきには，インタビューの目的と守秘義務事項を説明

ヒューマンファクターについて事例研修を通じて学した．

ぶこと」であった．そこで，両事業所における過去

インタビュー対象者の発言の中からヒューマンの災害事例分析，組織風土調査の結果レビューおよファクターと関連する発言を抜き出し，事業所ごと

び職員へのインタビューを通じて，研修のターゲッに，内容の類似性によってグループ化した．その結トとすべきヒューマンファクターを特定することに果，両事業所に共通する要素として，①自分で考えした．

る力，②コミュニケーション，③事例から学ぶ力，④現場重視の姿勢，⑤リスクアセスメント・リスク（1）災害事例からの分析

管理の視点の５つが抽出された．ただし，A 事業所

両事業所から提供された６件（各事業所３件ずの①②④は，経験豊富な先輩職員の存在によって良つ）の不適合報告書および是正処置計画書を４名の好な現状にあり，課題の焦点は，むしろ今後の継続

ヒューマンファクターの研究者が分担し，ヒューマであった．また，各事業所特有の要素も見出され，

ンファクターに関わる要素を抽出した．次に各々のA 事業所では失敗経験から学ぶ力，B 事業所では，結果を持ち寄り，議論を通じて共通するヒューマン

マネジメント要因の役割や重要性の認識，個人を責ファクターを特定した．その結果，①現場での要領

めるマネジメント，設備や作業環境の複雑さ，が特書やチェックリストなどの使用，②要領書やチェッ

徴的な課題として見出された．

クリストを効果的に活用させる仕組み，③「自分もミスをする」ということへの理解，④部署間の協力＊4

あらかじめ主な質問項目は用意しておきながら，被面接者の回答に応じて柔軟に質問項目や質問順序を変更する方法．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑3

204

表１
研修ニーズ

ニーズ分析で抽出された研修ニーズ

事例分析

組織風土調査①自分で考える
研修スタイルインタビュー
・自分で考える力・事例から学
ぶ力・失敗経験から学ぶ力②ヒューマンファクター
ズの基本的な考え方

・自分もミスをするということへの理解③ヒューマンファクターの基礎的な知識・要領書やチェックリストなどの使用④マネジメントの役割と重要性の理解・部署間の協力関係・要領書やチェックリストを効果的に活用させる仕組み

・報告する文化＊（個人を責める組織的傾向）

・個人を責めるマネジメント＊
・マネジメント要因の役割や重要性の認識＊
・コミュニケーション・設備や作業環境の複雑さ・報告する文化＊（個人を責める組織的傾向）
・管理職が，現場の状況を把握した効果的なマネジメン
トを行えていない

・個人を責めるマネジメント＊
・現場重視の姿勢・マネジメン
ト要因の役割や重要性の認識＊
・リスクアセスメント／リスク
管理＊印は，複数の研修ニーズに含まれた要素を表す．

（4）研修に含める要素

は，ヒューマンエラーの低減にとって重要である．

以上のニーズ分析から抽出された，研修に必要と「④マネジメントの役割と重要性の理解」には，思われる要素を分類し，表１に整理した．それぞれニーズ分析で見出されたマネジメントに関係するの要素について以下に述べる．

課題が含まれる．この項目は，マネジメント層に「①自分で考える研修スタイル」には，インタ

対する研修をデザインする際に重要となると考えビューから得られた自分で考える力の育成に関するられる．

要素が含まれる．特に，過去の事例や失敗経験について自分なりに考え，学ぶことができるようになる（5）実施上の条件

ことが望まれていると思われた．そのため，事例か研修の実施に当たっての前提条件は，それぞれのらヒューマンファクターを見出すために必要な最低事業所において集合研修（小集団事例研修）として限の知識の付与と，受講者自身で，あるいは受講者実施する事であった．研修時間は，現場の状況を考相互で考えを深められるディスカッションやエラー

慮して半日（2.5 時間）とした．基本的には課単位体験を含む研修方法を採用することがふさわしいとでの受講を前提とした．

考えた．
「②ヒューマンファクターズの基本的な考え方」

2.2 小集団事例研修の設計と開発には，自分も含め人間は誰でも失敗するということへの理解，失敗した個人を責める組織的傾向，およ（1）研修方法の設計

びヒューマンエラーは組織の弱点が現れたものと考前述の研修の要素を反映するため，（1）座学，（2）

えてマネジメントの重要性に目を向けることの３要

ウォーミングアップ，（3）事例分析から成る研修を計

素が含まれる．これらは，ヒューマンエラー低減に画した． 全 体を通じて， 上 述の４つの要素に含ま取り組む際に最低限理解されている必要がある項目

れる①自分で考える研修スタイルとなるようにした．

である．

まず，
（1）座学では，②ヒューマンファクター「③ヒューマンファクターの基礎的な知識」には，ズの考え方，③ヒューマンファクターの基礎的なそれぞれのニーズ分析で見出された要領書やチェッ

知識（マネジメント要因の重要性を含む）に関連しクリストなどの使用，設備や作業環境の複雑さ，て，事例分析に必要な基本的な項目を伝えることに部署間の協力関係，コミュニケーションといったした．具体的には，人間は誰でも失敗を避けられなヒューマンエラーの発生に影響を与える要因が含ま

いこと，ヒューマンエラーが当事者を取り囲む様々れる．これらがいずれもヒューマンエラーの要因でな要因との関係性によって発生すること（m-SHEL

あることを，
ある程度体系づけられた知識（m-SHEL

モデル），当事者と要因の関係性を調整する役割とモデルや 4M モデルなど）として理解しておくことしてのマネジメントの重要性，対策立案の考え方

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑3（5E モデル＊ 5）を中心とした．知識付与の側面が大205以上に基づき，表２のように研修の進め方を計画

きいため講義形式としたが，失敗経験を通じて学ぶ

した．

ことを意識し，錯覚や思い込み，注意の特性と関連するエラー体験を交えた構成とした．

（2）研修ツールの開発

次の（2）ウォーミングアップは，事例分析での議

本研修のために作成したツールは，以下の通りで論を活性化させるために，文字通り，頭と口の準備あった．座学用パワーポイント資料，ウォーミング

運動と意見を述べやすい場の雰囲気を作ることを意

アップ用パワーポイント資料，コミュニケーション

図して計画した．頭の準備運動では，クイズや講師

ゲーム用のツール，事例分析の流れを説明するためからの問いかけを通して，柔軟に考えること，前向のパワーポイント資料，事例分析用事例，事例分析

きで行動につながるように考えることの重要性への用ツール（時系列整理表，背景要因表，背景要因整気づきが得られることを狙いとした．柔軟な発想で

理表，対策立案シート），研修後アンケート用紙．

前向きに考えることは，実効性のある対策立案にお2.3 研修の実施

いても重要な要素である．
口の準備運動では，
コミュ
ニケーションゲームを通じて，実際に発声し，事例分析でも発話しやすい場の雰囲気を作ることに主眼

A 事業所では５班×５名，B 事業所では４班×５

を置いた．
更に，
研修ニーズに含まれるコミュニケー

名が参加した．当日の研修は表２に従って進められションや現場重視の姿勢について考えるきっかけとた．より具体的な研修内容は以下の通りであった．

するために，
言葉だけで情報を伝えることの難しさ，①研修の目的と位置づけの説明
主催者から研修の趣旨を，講師から研修の目的と双方向コミュニケーションの重要性，現物を見ながらの情報交換の重要性への気づきも得られる教材と位置づけを説明した．

して，図形伝達ゲームを採用した．

②ヒューマンファクターミニ講義

続く（3）
事例分析は，事例の分析を通じて，当事

m-SHEL モデルを中心に，ヒューマンファクター

者の周囲の要因に広く目を向けること，管理要因まズの基本的考え方，基礎的知識を付与した．座学でで掘り下げること，対策を柔軟に前向きに考えるこはあるが，エラー体験を交えて体感させる講義ととを体験してもらうことを目的とした．事例の内容した．

は，現場管理や現場確認，部署間のコミュニケーショ③ウォーミングアップ

ンが問題点として含まれる実際の事例を基に作成す事例分析に先立って，前向きに柔軟に考える練習，ることにした．また，発言を促すために，ブレイン

積極的に発言できる場づくりのため，クイズと図形

ストーミングのルール（どんな意見も批判しない，

伝達ゲームを行った．

ささいなことでも発言する，アイデア同士を結合す④事例分析
５人１グループとなり，実例をもとにした架空のる）を議論のルールとして導入することとした．
表２

研修の進め方

内容

時間目安
30 分

（2） ウォーミングアップ

・頭の体操（クイズ）・コミュニケーションゲーム

25 分

事例分析
（3）
（グループワーク）・時系列作成・背景要因の抽出
・要因の深掘り
・対策立案

90 分

（4） まとめ・質疑，アンケート

5分

（1）

＊5

内容詳細
・ヒューマンファクターズの基本的考え方・ヒューマンエラーの要因（m-SHEL モデル）・対策検討のヒント（5E モデル）

ヒューマンファクター
ミニ講義（座学）

5E モデルは，事故等の分析手法の１つである 4M5E 解析手法のうち，対策検討の枠組みである 5E，すなわち Education（教育・訓練），
Engineering（技術・工学），Enforcement（強化・徹底），Example（模範・事例），
Envirement（環境）（柘植他，2009）を指す．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑3

206

事例について，時系列作成，ヒューマンファクターに立った」34 名（75.6%），「やや役に立った」10 名の抽出と m-SHEL モデルによる要因の整理，5E モ（22.2%）「，どちらともいえない」１名（2.2%）となっデルによる対策立案までを行った．
分析開始前には，た．97.8% が有用性を感じており，研修内容が的外分析の流れと議論のルールを説明した．分析では，れなものではなかったと言える．なお，「役に立っ

グループ内で司会と書記を決めて自主的に議論を進た」を５点，「役に立たなかった」を１点とすると，

めたが，各グループに１名のヒューマンファクター

平均評定値は 4.7（標準偏差 0.50）となった．

の研究者がファシリテーターとして参加し，議論の偏りや停滞が生じた際にサポートした．また，演習（2）研修内容の理解度の終わりに，各グループの対策発表および，分析過問２．として，研修を通してヒューマンエラー防程に対する各ファシリテーターからのコメントが伝止においてヒューマンファクターの重要性の理解が達された．

進んだかどうかを５つの質問項目で尋ねた（図１）
．
質問項目
（1）
〜
（4）
は，ヒューマンファクターの基本

2.4 評価的な考え方であり，本研修で伝えようとした中心的な事柄である．
（2）
で１名が「どちらともいえない」

研修終了後に質問紙による評価（無記名）を実施と回答した他は，全員が「そう思う」「どちらかとした．質問紙は研修終了後に会場で配布し，執務室

いえばそう思う」と回答した．一方，継続的な学習に戻った後，事務局が全数回収した．質問紙は，①

意欲について尋ねた（5）は，他の項目に比べると「そ研修の有用度評価，②ヒューマンファクターに関う思う」の回答が少なかった．研修をきっかけとしする理解度評価，③印象に残った内容（自由記述），て学習を継続してもらうためには，研修内容の理解④その他自由記述で構成された．①有用度評価は，の促進とは異なる工夫が必要と考えられる．

カークパトリックの４段階評価モデルにおける反応
レベル，②理解度評価は学習結果レベルの評価にあ（3）印象に残った内容（自由記述）

たる．行動変容レベル以降の評価は，今回は実施しなかった．

研修全体を通じて一番印象に残ったことについて記述を求めたところ，45 名のうち 44 名から回答が得られた．記述内容を，研修プログラムの項目（座（1）研修の有用度評価

学・ウォーミングアップ・分析）のそれぞれについ問１．
「研修は，あなたにとって役に立つものでて分類した（表３）．

したか？」に対して，「役に立った」から「役に立まず，座学（ミニ講義）についての記述は５件たなかった」の５段階で回答を求めたところ，「役あり，主に知覚や認知のエラー体験を通じた人間の（1）ヒューマンエラーは，誰でも起こすことが実感できた（2）ヒューマンエラーを防ぐには，人間の特性を知ることが大事だとわかった（3）ヒューマンエラーを防ぐには，当事者を取り巻く要因に広く目を向けることが大事だとわかった（4）ヒューマンエラーを防ぐには，背景となる要因まで掘り下げることが大事だとわかった（5）ヒューマンエラーについて，さらに勉強したいと思った

0%

20%

ࡑ࠺ᛮ࠺

࡝ࡕࡽ࠿࡜࠸࠼ࡤࡑ࠺ᛮ࠺

࡝ࡕࡽ࠿࡜࠸࠼ࡤࡑ࠺ᛮࢃ࡞࠸

ࡑ࠺ᛮࢃ࡞࠸

図１

研修後の評価結果

40%

60%

80%

࡝ࡕࡽ࡜ࡶ࠸࠼࡞࠸

100%

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑3

表３

207

印象に残った内容の分類
記述数

ミニ講義
ウォーミングアップ

全体

A 事業所

B 事業所

人間の特性

２

２

０

ヒューマンファクターズの考え方

２

０

２

些細なことが事故につながる

１

０

１

小計

５

２

３

口頭伝達の難しさ

６

２

４

柔軟性

６

５

１

双方向

３

１

２

多様性

１

０

１

ポジティブ

１

０

１

現場の重要性１

１０

ウォーミングアップの効果

１

１

０

小計

14

８

６

多様性

５

１

４

事例分析

分析方法

４

２

２

分析，立案の難しさ

３

０

３

研修全体

柔軟性

２

２

０

人間の特性

１

０

１

マネジメント要因

１

０

１

その他

５

２

３

小計

19

６

13

ヒューマンファクターズの考え方

３

２

１

些細なことが事故につながる

１

０

１

その他

３

３

０

小計

７

５

２

記述内容が複数の項目にわたる回答が含まれるため，表中の数字の合計は回答者数とは一致しない．

特性への理解，当事者の周辺の要因に着目するとい難しさの再認識に関する記述が多く見られた．多様うヒューマンエラー防止の基本的考え方の理解につな意見，分析・立案の難しさの再認識に関する記述

いて記述されていた．前者は A 事業所，後者は B 事

は，B 事業所の参加者で多い傾向にあった．

業所での回答が多かった．

これらの記述は，研修の企画意図とも一致してお次のウォーミングアップについての記述は 14 件

り，それぞれの事業所の参加者が，研修を通じて，であった．全体として，コミュニケーションゲーム

普段あまり意識されていなかった事柄についての気を通じての口頭伝達の難しさの実感，クイズを通じづきを得たことを表すものと考えられる．

ての自らの思考の柔軟性の不足について，多く記述

また，特定の項目ではなく研修全体に関する記述

された．
また，
質問などを交えた双方向コミュニケーも７件あり，主に，ヒューマンエラー防止の基本

ションの重要性についての記述も複数得られた．事的な考え方の理解について述べられていた．なお，

業所別に見ると，思考の柔軟性については A 事業所

表中の「その他」には，「事例検討」「議論」などで，口頭伝達の難しさや双方向コミュニケーション

研修で行った事柄の記述にとどまっているものや，については B 事業所での回答が多い傾向にあった．

「新鮮だった」「楽しかった」などの感想が含まれて事例分析についての記述は 19 件であった．複数いる．

人で意見を出し合い多様な意見を聞くことの重要性
および分析方法（m-SHEL）の学習，分析・立案の（4）その他自由記述

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑3

208

表４

運営方法に関する記述取れた．B 事業所は，ニーズ分析で課題として抽出されたコミュニケーションについての記述が相対的

記述数
全体
研修実施時間（より長い日程の希望）

A 事業所 B 事業所に多く，課題に対応した気づきを得られたように思

15

７

８

われる．もう一方の A 事業所では思考の柔軟性に

（５）

（２）

（３）

関する記述が多かった．ニーズ分析では現場経験の

継続希望

７

３

４

豊富な先輩職員が職場の要となっているとの結果で

研修方法

５

０

５

あったが，経験豊富である反面，経験に基づく定型

研修内容

２

１

１

講師の態度

２

１

１

今後の抱負

３

１

２

その他

４

４

０

計

29

12

17

記述内容が複数の項目にわたる回答が含まれるため，
表中の数字の合計は回答者数とは一致しない．

化した発想に陥りやすくなっている可能性があるのかもしれない．
一方，質問紙による学習の継続意欲に関する評価から，研修後の行動変容を期待するには，研修内容の理解を促すことの促進とは異なるアプローチも必要であると考えられた．体系的な教育計画の観点からは，少なくとも２つのアプローチが考えられ

問４として，研修全体についての意見などの自由る．一つは，研修内での工夫である．例えば中村・

記述を求めたところ，45 名のうち 29 名から回答がパイク（2017）は，効果的な研修のクロージング得られた（A 事業所 12 名，B 事業所 17 名）（表４）．

として，今後の実践に向けて，自分なりに研修内容記述された内容を分類した結果，研修時間に対するを振り返り，何をどう実践するかをグループ内で発回答が最も多かった．特に時間が短かかったとの回表することを勧めている．成人学習の原則には，自答が多く，そのため事例分析が十分行えなかったと分の職業や暮らしに直接関係するテーマであるこ感じた参加者が多かったようであった．そのうちと，問題中心であることが含まれており（Knowles，

1/3 の回答者は，１〜２日程度のより長い日程での1984），ある程度は一般化せざるを得ない研修内容

実施を希望していた．次に多かったのは，本研修のを，自分自身の日常業務と具体的に関連づける機会

ような形式の研修の継続を希望する記述であった．

を研修内に設けることが必要と考えられる．

内容から，事例分析経験の蓄積，若手への教育，他

もう一つは，研修と日常業務との関連づけをより課との意見交換などの観点から有用であるとの記述強固にするために，研修内容だけでなく，研修にが見られた．また，ゲームや演習など体験型の研修

送り出す上司による意識づけや受講後の職場での方法に対する肯定的な意見も複数見られた．一方通

フォローアップなど，研修受講の前後も含めて教育

行ではなく，自分で考えたり感じたりする機会を設プログラムの一環であると捉えて対応研修を設計す

けることによって，研修の効果が高まる可能性があ

ることである．例えば，研修ニーズの決定に上司をると考えられる．

巻き込む，研修に送り出す際に上司に意識づけを行ってもらう，受講後も上司に声かけや試行錯誤へ

3. まとめの支援を依頼するなど，様々な方法が提案されている（鈴木，2015；中村・パイク，2017）．また内容

ある企業の２事業所の災害事例および組織風土調に見合った十分な研修時間の確保，研修に集中でき

査結果のレビュー，インタビューから見出されたる会場設営なども，組織が研修を重視する程度を受ヒューマンファクター教育のポイントに即して，小講生が感じ取る要因となるだろう．

集団事例研修を設計・開発し，試行した．研修は，このような研修後の行動変容を重視する体系的な座学，ウォーミングアップ，事例分析で構成され，教育計画の観点からは，本研修の学習目標の立て方

事例分析では，ファシリテーターが各グループの議や評価の方法についても，改善すべき点があるとい論を支援した．研修後のアンケート調査から，研修

える．体系的な教育計画では，学習目標を観察可能

はおおむね有用なものと受け止められ，ヒューマンな行動レベルで設定し，それに応じた評価を行うこ

ファクターについての理解が進み，受講者は企画意とが求められる．それに対し，本研修では「理解す図に沿った気づきを得たようであった．

る」というレベルでの学習目標設定となっており，

自由記述の分類からは，事業所による違いが見てアンケートによる評価もそれに従った項目となって

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑3

209いる．実際に業務中の行動に研修内容が影響を及ぼ

organizational accidents. England: Ashgate.

しているかどうかを知るためには，行動レベルでの（リーズン , J. 塩見 弘（監訳）（1999）. 組織評価を実施する必要があるだろう．その結果，行動

事故−起こるべくして起こる事故からの脱出

変容に至っていない場合には，研修内容や受講者を− 日科技連）取り巻く環境を見直していくことも必要と考える．

田中信也（2007）．企業内教育におけるインストラ

今回の研修は，受講者による有用度評価が高く，クショナルデザインの適用と実践 Unisys

事業所ごとの特徴やニーズを踏まえた研修開発のTechnology Review, 91, 360‑377．

効果が示されたといえる．現場において効果的な

柘植義文・井内謙輔・和田有司（2009）. 化学プラ

ヒューマンエラー低減を図るためには，このようなントの事故事例の有効活用に向けて ─ 事故

研修開発プロセスに関する知見も積極的に取り入れ解析から 4M5E への展開 ─ 化学工学会第 41ていくことが重要であると考える．

回秋季大会研究発表講演要旨集，567.
鈴 木 克 明（2014）．Instructional System Design

謝医学教育白書 2014 年版 178‑183.

辞梅野晶子・淺田義和（2015）．インストラクショナ
本研修の実施にあたりご協力いただきました事務ルデザインを用いた大規模災害訓練の改善検局の皆様，ならびに，ファシリテーターとして参加

討

いただきました作田 博 氏，彦野 賢 氏に感謝申し

384．

上げます．

日 本 職 業・ 災 害 医 学 会 会 誌，63，378‑

吉村誠一（2004）．各種設備産業におけるヒューマ
ンファクター教育81．

引用文献
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M.（2005）. Principles of instructional design（5th ed.）. Belmont: Cengage Learning.
（ガニェ , R. M.・ウェイジャー , W. W.・ゴラス ,K. C.・ケラー , J. M. 鈴木克明・岩崎 信（監訳）（2007）．インストラクショナルデザインの原理 北大路書房）．
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識・態度の向上 日本応用心理学会第 82 回大会発表論文集，79．
Kirkpatrick, D. L. & Kirkpatrick, J. D.（2006）.
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Publishing.
中村文子・ボブ パイク（2017）. 講師・インストラ
クターハンドブック

日本能率協会マネジメ

ントセンター．
Reason, J.（1997）. Managing the risks of

安全工学，43（2），76‑INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑4210

職場コミュニケーション活性化の試みの成果と課題＊ 1
Achievements and Problems Identiﬁed in the Trial Attempt to Activate
Informal Communication in the Workplace
後藤

学（Manabu Goto）＊2

河合学（Manabu Kawai）＊2

正樹（Masaki Kanayama）＊3

金山
藤野秀則（Hidenori Fujino）＊4

要約
職場内でのインフォーマルコミュニケーションの活性化を目的とした試みの成果と課題について論じた．ある職場を対象に平日の１時間限定でコミュニケーションコーナーを設置した．
２回のアンケート調査でコーナーの利用状況を調査した結果，このコーナーは職場の仲間と雑談する気分転換の場として機能していた．また，一般職については利用者が一部に限定されており，そのうちの約４割でしか多様な相手とのコミュニケーションが経験されていなかった．続くイン
タビュー調査では，一般職がコーナーを利用しない理由について特に検討した．利用を妨げている要因として，現状認識の違い，担当業務の性質，会話を強制されているような空気，規範意識や労働観の違いなどを指摘した．最後に，こういった取り組みが全社的に効果をあげるためには
従業員ひとりひとりがオーナーシップをもって運営していく仕組みが必要であると主張した．
キーワード

職場風土，インフォーマルコミュニケーション，オーナーシップ

Abstract
We discuss the achievements and problems identiﬁed in the trial attempt toactivate informal communication in the workplace. A tea corner for employees where they could
communicate with each other was established in a cafeteria of a company. We did 3 surveys:
2 questionnaire surveys and an interview survey. As a result, in the questionnaire surveys,
we found that users went to the tea corner to change their mood rather than talk to others.
In addition, only a part of non-managerial workers used the tea corner, and only about 40% ofthem had conversations with various parties. In the interview survey, we particularly examined
the reasons why non-managerial workers did not use the tea corners. In order for this kind of
attempt for getting informal communication to be eﬀective, it is necessary for each and every
employee to be involved with a sense of ownership.
Keywords

workplace climate, informal communication, ownership

1. はじめに題である．
職場では，異なる世代の人とのコミュニケーショ

弊社では，長年，原子力関係の職場を中心に従業ンを余儀なくされる．異世代間では，若手とベテラ員の安全に対する意識や行動と，それに関わる職場

ンの持つ知識や価値観にギャップがあり，互いが前環境についてアンケート調査を実施している（福井・提となる情報を共有できていないため，円滑なコ

吉田・吉山 , 2001 など）．この安全風土調査においミュニケーションが成立しにくいとされる（池田 ,て，各職場から抽出される課題は多岐にわたるが，

2000）．また，この 20 年ほどの間に携帯電話やイン

その最も代表的なものは，組織の各職位（幹部，管ターネットが急速に普及し，職場内コミュニケー

理職，一般職）間の情報のやりとりや，職場内でのションのスタイルが大きく変化した．PC や情報端

コミュニケーションがうまくとれていないという問末を介した非対面・非同期のやりとり（電子メー＊ 1 本研究の一部は，後藤 ･ 金山 ･ 河合 ･ 藤野（2018）にて報告した．
＊ 2 （株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所＊ 3 元（株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所 現（一社）原子力安全推進協会＊ 4 福井県立大学 経済学部

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑4211ル等）が大幅に増え，対面でのやりとりは激減し

門 A，部門 B）の３つの部門から成る．現業部門のた．非対面・非同期のやりとりは，相手の時間を拘

従業員の主たる業務は研究業務で，個々もしくは数束することなく，対面では伝えにくいことも伝えや名単位で個別のテーマに取り組んでいる．グループ

すいなど多くのメリットを持つが，声や表情，しぐ

内や役職者単位では，定例的な会議・ミーティング

さなどから得られる情報が制限されるため（川浦 ,が行われているものの，一般職の場合には，他部

1990），相手に自分の意図が伝わりにくかったり，

署（自部門内の他グループ）や他部門との交流は非誤解が生じたり，その不伝達や誤解に気がつきにく常に少ない．そのため，ある時，事業所幹部から職いといった特徴を併せ持つ．

場が静か過ぎるのではないかという心配の声があがこういった状況の中で，各組織では，タテ・ヨ
コ・ナナメ

＊5

といった社内の多様な関係性について，対面によるコミュニケーションの機会を増やそり，従業員全体が日常的に交流できるような場を設けることを目的に，コミュニケーションコーナーの提案がなされた．

うと取り組んでいる．一時は下火になった社内運動

なお，管理部門の従業員は，部門 A や部門 B の従会や職場懇親会，
社内サークルの復活など，
こういっ

業員と業務を通じて，少なからずやりとりが発生す

た取り組みは各所で行われている．さらには仕事る．また，年に数回，事業所全体での懇親行事が企場や休憩スペースなどの空間づくり（岸本 , 2011，

画・開催されており，部門の壁を超えた交流の機会

Doorley & Witthoft, 2012）や，そこに置かれた仕はこのコーナー以外にもないわけではない．

掛け（藤野・北村・下田・石井・浦山・大倉・西口・棟友 , 2017）がコミュニケーションの活性化に

2.2 コーナーの設置と運用寄与するとする知見もある．ただ，そういった取り組みがコミュニケーションの活性化にどの程度の効

コミュニケーションコーナー（以下，コーナーと果をあげ，特にどういった方策が有効で，どういっいう）は，2017 年４月から現在まで運用を続けてた課題を伴うのかといった検討はまだ十分になされいる．事業所の食堂に併設された喫茶カウンターをていない．そこで，後藤・金山・河合・藤野（2018）

利用して，平日の 14:30 〜 15:30 の間，コーヒーや紅は，ある事業所に一日１時間限定で飲み物を飲みな茶などの飲み物をセルフサービスで飲むことができがら他の従業員と会話できる場（コミュニケーショ

る．コーヒーについてはコーヒーメーカーで一度にンコーナー）を設置し，コミュニケーションの活性約 10 杯分のコーヒーを淹れることができ，なくな化の効果について検討した．

れば利用者の有志が淹れ足している．

本稿は，約２年間にわたるコミュニケーション

後藤ら（2018）では，利用者の拡大や定着，コミュ

コーナーのアクションリサーチに関して，いったん

ニケーションのさらなる活性化を目的にいくつかの総括するとともに，今後の職場風土改善方策に関す介入（情報ディスプレイの設置，持ち寄りイベント

る研究課題につなげることに資するものである．

の実施）を行っており，その介入内容・結果を報告した．また，管理部門でもコーナーの利用状況を見

2. 設置概要

ながら適宜改善が図られた．コーナーがオープンしている合図としてラジオ体操の放送を流すようにしコミュニケーションコーナーの設置趣旨，内容については，後藤ら（2018）に詳しく記載した．本稿たり，100 円でお菓子を購入できるサービスをはじめたりした．

では概要のみ述べる．

3. コーナーを設置したことによる効果
2.1 設置目的
コーナーを設置したことによるコミュニケーショ
今回，コミュニケーション活性化方策を試みた事

ンの活性化について検証するため，コーナーの利

業所は，従業員数約 80 名で，管理部門と現業部門（部

用状況等について追跡的にアンケート調査を実施＊5

タテ（上司と部下，経営者と従業員など異なる職位間の関係），ヨコ（同僚のように職位差のない関係），ナナメ（指示系統のない先輩，
他部署の管理職などとの関係）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑4

212

0%

した．コーナーの運用開始から約半年後（調査１：2017 年 10 月）と，約１年後（調査２：2018 年３月）

䛒䛔䛥䛴⛬ᗘ

の２回，アンケート調査を行った．詳しい結果は後ኳẼ䜔䝙䝳䞊䝇

藤ら（2018）を参照していただきたいが，本稿では஦ᴗᡤ䛾⾜஦

10%௙஦䛾ሗ㐃┦

8%

要点を整理し直した．結果や図表の一部については
再掲した．

20%

ていた．利用経験のある従業員 60 名余のうちの約⫋ሙ䛾ே㛫㛵ಀ 3%

䜘䛟ヰ䛩

60%

47%

80%

100%

31%

32%

47%
47%
36%

24%

䝥䝷䜲䝧䞊䝖 3%（1）コーナーを毎日 20 〜 30 名ほどの人が利用し

40%

37%

䛯䜎䛻ヰ䛩

䛒䜎䜚ヰ䛥䛺䛔

䜋䛸䜣䛹ヰ䛥䛺䛔

図３ 【再掲】コーナーでの会話内容（調査２）

７割が週１回以上コーナーを利用しており，それは設置１年後も維持されていた（図１）．

る理由として「自席から離れて気分転換できる」を選択した．
「普段話さない相手と話せる」
「気心の知

0%

20%

40%

60%

80%

32%

15%

20%

100%

れた相手と話せる」など，会話をすることを利用理由として選択した人は約半数であった（図４）
．

ㄪᰝ䠍

22%

11%
0%

ㄪᰝ䠎

38%

䜋䜌ẖ᪥

29%

㐌䠎,䠏ᅇ
図１

㐌䠍ᅇ

2%

25%

䛯䜎䛻䛒䜛

6%

๓䛻䛒䜛

Ẽศ㌿᥮䛷䛝䜛
↓ᩱ䛷㣧䜏≀䛜㣧䜑䜛

20%
21%

43%
36%

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10%
10%

33%
31%

僚だけでなく，他の部門の人や異なる部署の人と会話をしていた（「よく話す」「たまに話す」と回答し

80%

100%

41%

12%
9%

（2）利用者（59 名）の約７割が，同じ部署の同

60%
52%

ᬑẁヰ䛥䛺䛔┦ᡭ䛸ヰ䛫䜛Ẽᚰ䛾▱䜜䛯┦ᡭ䛸ヰ䛫䜛ᴗົ䛾Ẽ䛵䛝䚸㢌䛾ᩚ⌮䛻䛺䜛 10%࿘䜚䛛䜙ㄏ䜟䜜䜛 5%௙஦䜢䛧䛺䛔䛷῭䜐 3%

利用頻度の変化

40%

40%

28%
29%

㠀ᖖ䛻䛒䛶䛿䜎䜛

䛒䛶䛿䜎䜛䛒䜎䜚䛒䛶䛿䜎䜙䛺䛔䜎䛳䛯䛟䛒䛶䛿䜎䜙䛺䛔図４ 【再掲】利用者がコーナーを利用する理由

た割合）．また，コーナーで幹部と会話する人は約（4）観察した限りでは，コーナーでの会話は設置５割であった（図２）．

当初より活発になり，場が賑やかになった．
0%

20%

40%

60%

80%

100%

また，コーナーを設置した副次的な効果と考えら௚䛾㒊㛛䛾ே

20%

51%

れるものとして，以下のような意見も得られた．例␗䛺䜛㒊⨫䛾ே

22%

46%

えば「コーナーのような試みを実現できたことは，ྠ䛨㒊⨫䛾ྠ൉
䝷䜲䞁䛾ୖྖ

14%

ᖿ㒊

10%

䜘䛟ヰ䛩

39%

31%

䛯䜎䛻ヰ䛩

会社の懐の深さを広げる良い効果となった」という

43%

ように，会社が従業員の労働環境に配慮する姿勢が39%䛒䜎䜚ヰ䛥䛺䛔

評価されていた．また，コーナーを継続的に運用し䜋䛸䜣䛹ヰ䛥䛺䛔

図２ 【再掲】コーナーでの会話相手（調査２）ていく中で，コーヒーメーカーの準備や片付けを率先して行ってくれる人や，用意してきたお菓子やお土産を振る舞ってくれる人，コーナーを使った新企コーナーで交わされる会話内容は，あいさつや世

画や提案をしてくれる人などが出てきた．このよう間話が多く，仕事の話（報連相）をするという人はに，利用者の一部はコーナーの運用に積極的に関わ約４割であった（図３）．今回の試みのように，もり，自発的に他の利用者をもてなすような行動をとともと仕事で接点の少ない人との間では，その相手るようになった．

といきなり仕事の話をするのは容易なことでない．

以上のことから，コーナーの設置はコミュニケー

普段あまり話さない人と雑談する機会を持てたといションを活性化し，職場の風土改善にも一定の効果

うだけでもコミュニケーション活性化について一定をあげたと考えられる．しかし，いくつか課題もの評価ができると考えられる．

あった．

（3）利用者（58 名）の９割がコーナーを利用す

第一に，コーナー開設の半年後にあたるアンケー

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑4213

ト（調査１）で，非利用者（19 名）の７割以上が，第三に，コーナーで普段できないようなコミュニ

コーナーを利用しない理由として「コミュニケー

ケーションが経験できたのかという観点に立った場

ションの必要性を感じない」
を選択している（図５）．

合，管理職には相応の効果があったが，一般職では

この結果は，この職場はコミュニケーションがない

効果が希薄であった．管理職利用者に限れば，８割から心配である，という幹部の現状認識を否定して程度の人が多様な相手（違う部署の人，年齢の離れいるということなのかもしれない．また，５割以上た人，幹部など）と会話をすることができたとみなが「コミュニケーションを強制されている」というせるが，一般職利用者ではそれが２〜４割にとど理由を選択しており，コーナーの設置によるコミュ

まった（図７）．

ニケーション活性化の取り組みが，会社（幹部）からの強制として受けとめられた可能性を示唆して
いる．

100%
80%
60%

79%

40%
0%

20%

40%

60%

80%

100%

0%

䝁䝭䝳䝙䜿䞊䝅䝵䞁䛾ᚲせᛶ䜢ឤ䛨䛺䛔
47%
26%≉䛻⾜䛟⌮⏤䛜䛺䛔37%
32%
௙஦䛻㞟୰䛧䛯䛔
42%21%
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32%
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32%
21%䝍䜲䝭䞁䜾䛜ྜ䜟䛺䛔 11%37%䜂䛸䜚䛷㐣䛤䛧䛯䛔
16%26%
ே䛸ヰ䛩䛾䛜ᚓព䡡ዲ䛝䛷䛺䛔 11%26%௒䜎䛷⾜䛳䛶䛺䛛䛳䛯 11%26%䛸䜚䛸䜑䛾䛺䛔ヰ䛜ዲ䛝䛷䛺䛔16%16%௙஦䜢ᛰ䛡䛶䛔䜛䜘䛖䛻ぢ䜙䜜䜛 5%21%
⾜䛣䛖䛸ㄏ䜟䜜䛺䛔26%
࿘䜚䛾ே䜒฼⏝䛧䛶䛔䛺䛔
21%⛣ື䛩䜛䛾䛜㠃ಽ 11% 5%䝁䞊䝠䞊䡡⣚Ⲕ䛜ዲ䛝䛷䛺䛔 5% 5%䝁䞊䝘䞊䜢▱䜙䛺䛛䛳䛯 5% 5%㠀ᖖ䛻䛒䛶䛿䜎䜛

䛒䛶䛿䜎䜛䛒䜎䜚䛒䛶䛿䜎䜙䛺䛔

20%

36%
21%

9%

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⫋ ⫋

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7% 3%
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⫋ ⫋

14%

79%
18%
0% 3%
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⫋ ⫋

㐪䛖㒊⨫䛾ே ᖺ㱋䛾㞳䜜䛯 ᖿ㒊䛸ヰ䛫䛯 ୖྖ䞉㒊ୗ䛸
䛸ヰ䛫䛯
ே䛸ヰ䛫䛯
ヰ䛫䛯

図７

79%
36%
7%

0%
⟶⌮ ୍⯡
⫋ ⫋
ヰ䛧䛯䛣䛸
䛾䛺䛔ே
䛸ヰ䛫䛯

様々な相手との会話経験の職位差（調査２）

先述したように，コーナーは，従業員にとって第一義的には仕事の合間の気分転換の場とみなされて䜎䛳䛯䛟䛒䛶䛿䜎䜙䛺䛔

いた．すなわち，利用者の大部分は普段できないよ

図５【再掲】非利用者がコーナーを利用しない理由

うな会話がしたいと思ってコーナーに足を運んでいるわけではなかった．そのため，コーナーの設立趣

第二に，利用者が固定化したことがあげられる．

旨をよく理解している管理職では積極的な利用と広職位別で利用状況をみた場合，管理職では９割以上

範な経験が認められたが，一般職では利用者の広がが定常的な利用者であったが，一般職ではそれが６

りも経験の程度も限定的であったと推測される．い割にとどまった（図６）．また，利用頻度別でみたずれにしても，非利用者の多くは一般職で占められ場合，調査２では週１回程度利用する人の割合が以ていることから，一般職の従業員を重点的に非利用

前より減っており（図１），週に複数回利用する人の原因や背景要因を探る必要がある．

とほとんど利用しない人とに二極化する傾向が認められた．
このことは，
コーナーの利用者の中でコミュ

4. 利用・非利用の背景の検討

ニケーションが活性化されても，事業所全体には浸透しないことを意味している．
その点をふまえると，฼⏝࣭㠀฼⏝ࡢ⫼ᬒࡢ᳨ウ
コーナーの設置によるコミュニケーションの活性

非利用者がなぜコーナーを利用しないのか，その原化が一般職に十分浸透しなかった理由について検討

因や背景要因を検討する必要がある．

するため，利用者／非利用者のコーナーを利用する
理由／しない理由と，非利用者についてはその原因

0%

20%

඲య䠄n=63䠅38%⟶⌮⫋(n=15)୍⯡⫋(n=35)

40%

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29%

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(n=13)

29%

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䜋䜌ẖ᪥

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3%
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䛯䜎䛻䛒䜛

80%

100%

や背景等を深掘りする，個別インタビューを実施

25%

6%

した．

33%

7%

34%

6%

31%

8%

๓䛻䛒䜛

図６ 【再掲】コーナーの利用頻度（調査２）

4.1 方法
インタビューは，コーナーの設置から約１年半後にあたる 2018 年 12 月に実施した．対象者は，管理部門，
現業部門（部門 A，B）から計 10 名を選出した．
一般職（契約社員を含む）に限定し，各部門から利INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑4214

用者，非利用者をどちらも選出するようにした．イ

利用することのメリットとしては，利用者・非利

ンタビュアーは第四著者の藤野が担当した．インタ

用者双方から「飲み物が飲める，お菓子が食べられ

ビューは一回につき 45 分を目安とし，録音・録画

る」「リフレッシュできる」「他の人・普段関わりが等の記録は行わなかった．

ない人と会話できる」があげられた．その他に，利インタビューは半構造化面接法で実施した．あら用者からは「ちょっとしたこと，急ぎでないことをかじめ，1）所属している職場，2）入社・着任して聞ける」「時間のメリハリがつく」といった意見がから現在までのキャリアパス，3）日常業務の流れ，あげられた．

4）コーナーの利用頻度，5）コーナーを利用するこ

反対に，利用することのデメリットとしては「サとによって得られるメリット／生じるデメリット，

ボっている，
余裕があると（ほかの人に）思われる」，

6）利用しないことによって得られるメリット／「嫌な人や馴染みのない人と二人きりだと気まずい」

生じるデメリット，7）コーナーの設置についてのが利用者・非利用者双方からあげられた．その他に，経営層のねらいについての認識，を問う質問を用意

利用者からは「仕事の手が止まる」「急ぎの用事がしておいた．

入ると，迷惑がかかる」があげられた．非利用者

5），6）については，コーナーの利用者には，利からは「会話に気を遣う」「プライベートなことを用することのメリット／デメリットを先に，非利用詮索される」など関係性に関わる要因，「仕事時間

者には，利用しないことのメリット／デメリットをが延びる」「世話になっている申し訳なさを感じる」

先に尋ねた．その後，想像できる範囲で，利用者になどがあった．

は「非利用者にとっての利用しないことのメリット

利用することのデメリットとしては，コーナーで／デメリット」について推測させた．同様に，非利の会話相手との関係性に関わる要因だけでなく，同用者には「利用者にとっての利用することのメリッ

じ課・グループの相手との関係性についての意見も

ト／デメリット」について推測させた．

多くあげられた．その背景には，その人の担当業務の性質が影響していると推測される．自分の業務が4.2 結果・考察

ほかの人と共有されている場合（例えば，電話応対など），自分がコーナーを利用すると他のメンバー

得られた意見を，横軸（利用する／利用しない），に負担をかけることになる．また，自分の仕事が他

縦軸（メリット／デメリット）として整理したもの

者の仕事に影響を与えたり，影響を受けたりする場

が表１である．表１で，青色で示した意見は利用者合（例えば，流れ作業など），自分ひとり抜けると，からの意見，橙色で示した意見は非利用者からの意

特定の他者やチーム全体の業務を停滞させることに見である．黒色で示した意見は，利用者，非利用者なる．こういった他者にかける迷惑や他者に対する双方からあげられた意見である．

後ろめたさ，心理的負債（相川・吉森 , 1995）を回

表１

利用・非利用×メリット・デメリットの整理表

利用する

利用しない

メリット
デメリット

・飲み物が飲める，お菓子が食べられる・リフレッシュできる・他の人・普段あまり関わりがない人と会話できる
・ちょっとしたこと，急ぎでないことを聞ける
・時間のメリハリがつく

・自分の時間を有効に活用できる
・やりたいことを集中してできる・作業を中断しなくて済む・頭の切り替えが不要
・嫌な人や馴染みのない人と関わらなくて済む・サボっている，余裕があると思われる・嫌な人や馴染みのない人と二人きりだと気まずい・仕事の手を止めないといけない
・急ぎの用事が入ることがあり，それへの対応が遅れて迷惑がかかる・会話をしないといけない．気を遣う・プライベートなことを詮索される
・仕事時間が延びるか，忙しくなる
・誰かの世話になっている申し訳なさを感じる

・特に思い浮かばない
・反体制派，一人が好きな変な人と思われる・周りの人の様子や仕事の状況などの情報が入ってこな
い・気分転換できずに疲れがたまる
・視野が狭まる・他の人（特に他部署の人）との関わりが少なくなる

利用する人：青字

利用しない人：オレンジ

両方から出た意見：黒字

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑4215

避しようする心理が，コーナー利用を妨げる要因のの違いや代わりとなるコミュニティの存在などの要ひとつと考えられる．

因が非利用につながっていることが示唆された．

次に，利用しないことのメリットとしては，非利インタビューの最後に，経営層がコーナーに込め

用者から「自分の時間の有効活用」「やりたいこと

たねらいについての認識を問うた．すべての人が，に集中できる」「作業を中断しなくて済む」「頭の切コーナーを設置することで，様々な相手とのコミュ

り替えが不要」などの意見があがった．非利用者はニケーション，部門の壁を超えたコミュニケーショ

コーナーのオープン時間に合わせて思考や作業を中ンを期待しているのだと認識していた．また，多く断することに抵抗感を抱く人が多かった．この事業の人がコーナーの設置趣旨にも理解を示しており，所のように，研究業務が多い職場では，短時間に限実際にコーナーのポジティブな効果を認めてもい定した運用は向いていなかったのかもしれない．たた．
ただ，
それでも部門間の壁を超えたコミュニケー

だ，仮に開放時間を今より拡大した場合，コーナー

ションの活性化となると，容易ではないと悲観的なに人がたまらなくなり，多様な相手とコミュニケー

見方をする人が多く，部門間コミュニケーションのションをとるという本来の趣旨にそぐわなくなるお難しさ，根深さを実感させられる結果となった．

それがある．
また利用者からは「嫌な人や馴染みのない人と関5. 全体考察と今後の課題

わらなくて済む」という関係性要因もあげられた．
人づき合いを得意とする人にとっては，コーナー利

冒頭にも述べたように，今回のコミュニケーショ

用によるストレスは小さいであろうが，人づき合い

ン活性化の試みは，幹部の抱いた問題意識がきっかを苦手とする人には少なからずストレスを伴う．実けとなった．その改善方策としてコミュニケーショ

際，利用頻度の少ない人からは「（コーナーを利用

ンコーナーを設置したが，非利用者からは「コミュすれば）誰かと話をしないといけないような空気がニケーションの必要性を感じない」「コミュニケーある」「コミュニケーションをとらないといけない

ションが強制されている」といったネガティブな反のかなという圧を感じる」などの意見があった．い応があった．
この種の取り組みを行うにあたっては，ずれにしても，本来会社として最もコーナーを利用取り組みの目的と内容を従業員が十分に理解したう

してほしい層（社交的でない人，
控え目な人）にとっえで始めることが望ましいが，今回のコーナーの設ては利用しにくい場となっている可能性がある．

置・運用はいわばトップダウンで始めたことであり，反対に利用しないことのデメリットについては，

こういった活動に対してのオーナーシップ（当事者

利用者，非利用者とも「特に思い浮かばない」とい意識）を従業員一人ひとりが持っていなかったという人が多かった．あえて考えてもらうと「他の人とう言い方ができるだろう．

の関わりが少なくなる」「気分転換ができない」とまた，この事業所における部門間のコミュニケー

いった意見も出たが，利用しなくても，仕事に大き

ション上の隔たりを，幹部は問題と感じたが，多くな支障がないというのが，利用者にとっても非利用の一般職は特段問題とは感じていなかった．ここに者にとっても，率直な意見であろうと思われる．

は，組織の中での立場の違い，視点の違いが存在し

なお，利用しないことのメリット／デメリットとている．一人の従業員が自分の仕事を進める上で，は別に，非利用者の中には，コーナーを利用したく

他部門とのコミュニケーションは必要ないと捉えたない，もしくは利用の必要性を感じないという意見としても，部門全体・会社全体といった単位で考えを持つ人もいた．具体的には「（本来の休憩時間以れば，別の部門の人同士がコミュニケーションをと外に）休憩をとって残業しているのはどうかと思う」

ることが仕事を進める上でプラスに働くことはある「本当にコミュニケーションをとりたいのであれば，かもしれないし，別の部門の人が，（他部門とのコ

直接その人のところに行けばよい．こういったこと

ミュニケーションを必要と感じていない）当の従業は会社のお金を使ってすることではない」といった員とのコミュニケーションを望んでいて，そのやり趣旨の意見があった．また「（誰かと話したければ）とりをきっかけに業務上の手がかりやヒントを得る

コーナーではなく，別なところ（例：喫煙室，社内サーこともあるかもしれない．であるとすれば，自分のクル，昼食を一緒に食べる仲間など）で話をする」

仕事には必要ないから，他部門とのコミュニケーという意見もあった．このように規範意識・価値観

ションはとらなくていいという考え方は，会社全体

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑4216を構成する一員としてのオーナーシップを持ってい引用文献ないという見方もできるのかもしれない．
今回の取り組みから，現状認識の違い，業務内容

相川 充・吉森 護（1995）．心理的負債感尺度の作の性質，会話を強いられている感覚，規範意識・価成の試み 社会心理学研究 , 11, 63‑72.

値観の違い，他のコミュニティの存在などの様々なDoorley, S., & Witthoft, S.（2012）．Make space:

要因がコーナーを利用するか否かに影響しているこ

How to set the stage for creative collabo-とがわかった．こういった取り組みを全社的に進め

ration. イ ト ー キ オ フ ィ ス 総 合 研 究 所 監 修ていくためには，全従業員にコミュニケーション不藤原朝子訳 阪急コミュニケーションズ．

足についての問題意識や取り組みの必要性を理解・

藤野秀則・北村尊義・下田宏・石井裕剛・浦山大輝・共有してもらう必要がある．納得できている取り組

大倉杏菜・西口幸太・棟友優香（2017）．業

みであるからこそ，みなが積極的に取り組みに関与

務における知識継承・情報共有を促す「休憩するような姿勢があらわれてくるものと思われる．

所での雑談」を生み出す仕掛け 第 31 回人工

ただし，どのような取り組みであっても，すべて知能学会全国大会論文集 , 4B2-OS-23b-2.

の従業員が納得できるものにするのは容易なことで福井宏和・吉田道雄・吉山尚裕（2001）．原子力発

ない．そうなると，例えば部門間のコミュニケー

電所における安全風土に関する研究 Journal

ションを活性化させたいという目的・指針だけを幹of the Institute of Nuclear Safety System, 8,

部が掲げて，そのための方策やその後の運用は下に2‑14.

いる従業員自身に考えてもらうというやり方もでき後藤 学・金山正樹・河合 学・藤野秀則（2018）．

る．インタビュー調査の中で，ある人が「業務の職場風土改善のための方策に関する研究

＊6

を各課・

─ コミュニケーションコーナー設置の試み ─

グループから当番を出し合ってやったり，事業所のJournal of the Institute of Nuclear Safety

中で結びつきを生める活動，例えば 5S

地域開放のイベントでチーム横断の出展をしたりといった，業務のひとつとしてやれるような活動があってもよいのではないか」という意見を述べていSystem, 25, 2‑16.
池田謙一（2000）．コミュニケーション

東京大学

出版会．

た．コミュニケーション活性化の問題が，職場の誰岸本章弘（2011）．NEW WORKSCAPE―仕事を変か別の人の問題ではなく，職場の自分たち自身の問えるオフィスのデザインー 弘文堂．

題として認識されるような進め方についても検討し川浦康至（1990）．コミュニケーション・メディアていく必要があるであろう．
今後の研究課題としては，
筆者らは「オーナーシッの効果 大坊郁夫・安藤清志・池田謙一（編）
社会心理学パースペクティブ２ 第４章．

プ」に注目した研究を行っていきたいと考えている．
なぜなら，オーナーシップを考慮した取り組みにより職場が活性化している事例をいくつか目にするよ
うになってきたからである．今後これまでの研究成果をベースに，オーナーシップという視点に注目した職場活性化研究に取り組んでいく予定である．

＊6

整理，整頓，清掃，清潔，躾をスローガンとした職場環境の維持・改善活動．５つの言葉の頭文字をとり 5S と呼ぶ．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑5217

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
Questionnaire on the recognition and implementation of energy
and environmental education at schools
近田昇（Noboru Konda）＊1

要約
教育現場において，エネルギー環境教育がどの程度認知され，実践されているかについて，近畿二府四県および福井県の小学校・中学校・高等学校から抽出した約 2,000 校に対してア
ンケート調査を行い，教員の意見を集約した．その結果，エネルギー環境教育の重要性は，ほぼ全数が認識しているが，実践している学校は約４割にとどまっている．その理由として「時間的・人員的な余裕がない」が多く挙げられており，様々な新規教育が多すぎるとの意見が多かった．
実践する場合の課題・ネックとしては「時間がない」「適切な教材がない」「指導方法がわからない」
等が挙げられた．また，実践する際の外部からの支援については，中立的な機関からの出前授業などについて期待する意見が多く見られた．
キーワード

エネルギー環境教育

教育現場

学校

実践状況

Abstract
We conducted a questionnaire survey of approximately 2,000 schools selected fromamong elementary, junior high and high schools located in six prefectures in the Kinki region
plus Fukui Prefecture to determine the degree to which teachers recognize the importance ofenergy and environmental education and how such education is implemented at schools. The
survey revealed that while almost all the respondents recognize the importance of energy andenvironmental education, only about 40% of the schools surveyed are providing such education.
The main reason for the inability to provide energy and environmental education was found tobe the shortage of time and staﬀ, with many respondents indicating that they have to deal withtoo many new educational programs. According to the answers, obstacles to the implementationof energy and environmental education included the lack of time, unavailability of appropriate
teaching materials, and insuﬃcient guidance on teaching methods. As for external support, many
respondents would like energy and environmental specialists from neutral organizations to giveclasses at their schools.
Keywords

energy environment education, educational ﬁeld, school, practice

1. はじめにい取組みであると考えられるが，十分に普及していない．

エネルギー環境教育は，エネルギー・環境問題と

しかし，エネルギー・環境問題の重要性は現行のいう未来へつながる社会的な課題に対応する教育の学習指導要領においても触れられているところであ

あり方である．次期教育課程で目指している ①生

り（2），現時点の教育現場で，より広く実践される

きて働く「知識・技能」の習得，②未知の状況にべきものであると考える．

も対応できる「思考力・判断力・表現力等」の育成，③学びを人生や社会に生かそうとする「学びに2. 調査目的向かう力・人間性等」の涵養とともに，持続可能な社会をつくる力を身につけることにつながるもの
（1）

である

．今後広く実践されていくことが望まし＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所

学校の教育現場において，エネルギー環境教育がどのように認識され，その実践状況はどのような状

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑5218

況にあるのかについて，直接学校の教員から回答を得ることで，エネルギー環境教育の普及促進にあたっての課題や求められている支援を明らかにする．

3. 調査の方法および進め方（1）調査対象
近畿２府４県および福井県の小学校・中学校・高等学校（約 5,300 校）から，各府県の各学校数の比率に応じて無作為抽出した，約 2,000 校（2,002 校）を対象とした．
図１（2）調査方法
対象校に対し，アンケート用紙および返信用封筒を送付し，回答を依頼した．基本は無記名とし，可能であれば学校名および担当者の記載を依頼した．
また，調査の中立性を理解していただくために，依頼文は「近畿・北陸エネルギー教育地域会議」おQ2. 貴校ではエネルギー環境教育を実践していますか．
各学校の実践状況を問う設問である．
結果は，「実践している」が 41.5%，「実践していない」が 58.0% であった．
（図２）

よび「エネルギー環境教育関西ワークショップ（関小学校・中学校・高等学校別にみると，そ西 WS）」の代表である京都教育大学山下宏文教授

れ ぞ れ「 実 践 し て い る 」 が，45.3%，39.4%，

名義とした．

38.1% となり，上の学校になるほど実践度が低い現状である．
（図３）（3）調査期間2017 年 10 月 12 日付で，一斉にメール便にて各対象校の校長あてに依頼文を発送し，アンケート回答の締め切りは 10 月 31 日とした．
（4）回答数
メールや FAX で送られてきた回答の合計は 441
通である．
（アンケートの返送率は 22%）

4. アンケート回答結果（1）現状について

図２

Q1. 貴校はエネルギー環境教育についてどのように認識していますか．
エネルギー環境教育に対する認識を問う設
問である．
結果は，
「重要であり関心がある」が 73.2%，「重要と思うが関心がない」が 24.5% であり，
「重要と思う」という回答が 97.7% となった．その他に「重要だとは思わないが関心はある」が1.1%，「重要と思わないし関心もない」が 0.2%
であった．
（図１）

図３

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑5

また，府県別にみると，滋賀県および和歌山
県で低く，福井県および奈良県で高い結果となっている．
（図４）

219の理由を問う設問である．
結果は，「人員的，時間的に余裕がない」が77.8%，「実践の方法がわからない」が 26.1%，「実
践しようと思っていない」が 8.6%，「実践に向けて現在検討中である」が 7.4%，「その他」が5.1% であった．
「その他」の意見は，「教育課程に適切に当てはまらない」，「教育課程に位置付けられている
指導で足りている」，「学習指導要領に定めがない」等というものであった．
（2）今後実践するにあたってQ3. 貴校でエネルギー環境教育を行う際に，課題
あるいはネックとなるものはどれでしょうか．

図４

ただし，府県別の実践度の差異については，返送率の違いの影響がないとは言い切れない．
（図５）（複数回答可）実践する場合，何が課題，ネックになるかを問う設問である．
結 果 は，「 実 践 す る 時 間 」 が 70.1%，「適切な教材」が 56.9%，「指導方法・ノウハウ」が49.0%，「教員の問題意識や知識」が 31.3%，「その他」が 2.3% であった．
「その他」の意見は，「関係機関との調整」，「教材や参考文献の購入費用」，「教科との関連」「，継続的な取組み」等というものであった．
（図６）

図５

福井県は例外として，実践していない学校
が，アンケートにより多く回答すれば，計算上実践度が下がり，回答がより少なければ，結果として実践度が高くなるということが考えられる．
その他，政令指定都市・市・町村の別，公立・私立の別では，特段の差は見られなかった．

図６

Q4. エネルギー環境教育を行う際に，外部から支援を受けられるとすれば，どの団体に期待しQ2‑1. Q2 で「実践していない」を選んだ学校にお聞きします．エネルギー環境教育を実践していない理由は何でしょうか．
（複数回答可）エネルギー環境教育の非実践校に対してそますか．
（複数回答可）実践する際に，どのような外部団体の支援を期待するかを問う設問である．
結果は，「エネルギー関連団体」が 59.0%，

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑5220「大学・研究機関等」が 54.0%，「関係企業等」が 47.6%，「国・自治体」が 39.7%，「その他」が 2.3%
であった．
「その他」の意見は，「地域との関連のある研究団体」，「非営利団体または個人」等というものであった．
このうち特に，「大学・研究機関等」への期
待は上の学校ほど高く（小学校：42.8% 中学校：
56.3% 高等学校：79.2%），「エネルギー関連団体」
への期待は下の学校ほど高い（小学校：70.7%
中学校：48.6% 高等学校：46.8％）
．
（図７）

図８

Q5‑1. 外部団体からの支援として「教員への研修」，「出前授業の実施」を期待される場合，どのような内容の研修や授業を希望されますか．
（複数回答可）講師等を派遣する支援を行う際に，どのような内容を希望するかを問う設問である．
結果は，以下のとおり．
図７・エネルギーに関連する理科の実験・実習
65.3%

Q5. 外部団体からの支援として，どのような内容を期待しますか．
（複数回答可）外部団体に期待する支援内容を問う設問である．

・日本をとりまくエネルギー情勢，エネル
ギー問題（エネルギーミックス等含む）
63.9%
・原子力・放射線に関する学習

結果は，「出前授業の実施」が 80.7%，教材の（放射線測定を含む）37.4%

提供」が 65.3%，「授業案等の提供」が 36.1%，

・発電の仕組み，電気の道のり（送変電）「企業等での体験学習の機会」が 27.9%，「教員

ガス供給の仕組み等について 35.4%

への研修」が 20.2%，「授業内容の共有化」が15.2%，「その他」は 0.5% であった．

・当該団体等の仕事の内容，働く人の様子
12.0%「その他」の意見は，「教材，機材の購入費用」

・その他 1.1%等というものであった．

「その他」の意見は，「SSH（スーパーサイ

このうち特に，「教員への研修」および「企業等での体験学習の機会」への期待は上の学校ほど高く（研修小学校：13.5% 中学校：

20.4% 高等学校：36.4% ／体験 小学校：24.7%
中学校：28.9% 高等学校：37.7%），「出前授業の実施」への期待は全体的に高いが，下の学校
ほどより高い（小学校：85.1% 中学校：80.3%
高等学校：71.4%）．
（図８）

エンスハイスクール）の探究活動に資する内容」等というものであった．
（図９）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑5221

・エネルギー環境教育を実践している学校は，４割強（41.5%）にとどまっている．小学校・中学校・高等学校と，上の学校に行くほど実践率は下がるが，その理由については，アンケート
からは明確になっていない．
・実践されていない学校に，その理由を訊いた
ところ，「人員的・時間的な余裕がない」が77.8% と非常に多い．自由記載欄にも「○○教育と名のつくものが多く，何かを減らさなければ新たに取組むことはできない」とあるように，教員の余裕等の他に授業時間の面でも，英語や
図９

IT 教育と競合するエネルギー環境教育を行う
難しさがあると思われる．

※ Q6 〜８は，エネルギー環境教育関連事業（「エネ
ルギー教育モデル校事業」「かべ新聞コンテスト（2）今後実践するにあたって（小学校対象）」および「エネルギー教育賞」）な・課 題 や ネ ッ ク と な る も の を 聞 い た と こ ろ，どの認知度についての設問であり省略する．

「実践する時間」が 70.1%，「適切な教材」が56.9%，「指導方法・ノウハウ」が 49.0% であっ

Q9, その他，エネルギー環境教育に関して，ご意見等があれば自由にご記入ください．
自由記載で現場の教員の意見等を求めた設問である．

た．実践する時間については回答のとおりと思われるが，適切な教材や指導方法・ノウハウがないことについては，インターネット等で調べたり，確認すれば入手可能と思われるにもかか

結果は，「エネルギー環境教育の定義が不明

わらず，多くの回答があった．これは学校の現確」，「○○教育と名のつくものが多く，何か場にはその時間すらないという状況があるこを減らさなければ新たに取組むことはできなと，またはエネルギー環境教育の優先順位が低い」，「重要性は理解しているが，時間がなく手いことによると思われる．

が回らない」等といった悩みに関するものと思
われる意見が多くあった．

・高等学校では，実践にあたっての課題・ネックとして「教員の問題意識・知識」，「指導方法・

また，「イデオロギーのバイアスのかかってノウハウ」を挙げる率が高く，自身の準備が不いない科学的な情報が欲しい」，「どのエネル十分であると考えている教員が多いと思われギーについても公平に客観的な態度で教えてる．このことは，希望する支援内容として「授ほしい」という意見や「原発推進の話ではなく，業内容の共有化（DB 化）」「教員への研修」を

自然エネルギーについての話．原発ゼロに向けあげる比率が小学校・中学校よりも高いことかての取り組みなら」，「原発の危険性について周らもうかがえる．

知すべきである」等，
エネルギー環境教育を「原・小学校では，実践にあたっての課題・ネックと発推進」と結び付けて否定的にとらえる意見もして「適切な教材」を挙げる率が高い．授業で見られた．

使うことのできる適切な副読本やワークシート
等に関する情報が不足していると思われる．ま5. 考察

た，支援内容として「出前授業」への期待が，中学校・高等学校よりそれぞれ５ポイント，10（1）現状

ポイント高く，専門家による分かりやすい説明

・エネルギー環境教育について，関心の有無はとや実験を伴う授業に対する期待が大きいと思わもかく，重要だと考えている学校が，97.7% とれる．一方で，支援を期待する外部団体として非常に多く，学校教育の現場においてその重要「エネルギー関連団体」が中学校・高等学校の性は十分に認知されていることがわかる．

それと比べても 20 ポイント以上高い（70.7%）．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑5222

これと比べて「関係企業等」への期待は 50.2%程度であり，企業の色がつく（とみられる）ことに慎重な考えもあると思われる．

・まずは，記名での回答を受けた学校，特に未実践校から順次訪問していく．
・学校訪問を行う中で，学校現場の実情をより深・中学校については，ほぼどの項目についても，く把握し，INSS の有する教材や副読本の紹介，

小学校と高等学校の中間に位置するが，強いて情報提供を行うとともに，指導方法・ノウハ

言えば，教材については小学校や高等学校に比ウの共有を図るために関西 WS への参加慫慂をべると相対的に充足している感がある．現時点

行う．

では，明確に特徴的な課題やネックとなる事項を指摘することは難しい．
・外部団体による「教員への研修」「出前授業の・訪問で得られた知見や情報は，エネルギー環境
教育の普及拡大に資するように，広く発信していく．

実施」を期待する場合，「日本をとりまくエネ
ルギー情勢，エネルギー問題」「エネルギーに

引用文献

関連する理科の実験・実習」についての期待が大きい．特に「エネルギーに関連する理科の（1） 中央教育審議会，幼稚園，小学校，中学校，

実験・実習」については，小学校で要望が高い

高等学校及び特別支援学校の学習指導要領（79.1％ 全体では 65.3%）．

等の改善及び必要な方策等について（答申），・中学校では，「原子力・放射線に関する学習（放pp28‑31，p44，文部科学省，2016 年．

射線測定）」についての支援を期待する学校が（2） 中央教育審議会，幼稚園，小学校，中学校，多かった（47.2％ 全体では 37.4%）．理科の授高等学校及び特別支援学校の学習指導要領等

業において放射線を扱うが，より専門的な知識の改善について（答申），p67，文部科学省，が期待されていると思われる．

2008 年．

・高等学校についても，「日本をとりまくエネル
ギー情勢，エネルギー問題」について期待する学校が多い（66.2％ 全体では 63.9%）．

6. おわりに（1）調査の実施による成果
・漠然ととらえられていた学校現場の状況，
特に，
関西 WS 会員ではない教員（エネルギー環境教
育の実践が見られないケースが多い）の状況を知る貴重な機会であった．
・「時間がない」「適切な教材がない」というのは実際にはどのようなことか，それに対して
INSS や関西 WS ができることはないか，という新たな課題が見出された．
（2）今後の活動との関係
・アンケートで学校現場の教員の意見を聞くことは出来たが，さらに学校のカリキュラムや授業時間等について詳しく知る必要がある．実践にあたっての課題・ネックは各学校により異なると思われることから，本アンケートを踏まえた学校訪問を実施し，個別の事情等について意見交流を行う．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑6223

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）Trends in Public Opinion Concerning Nuclear Power Generation in the United States,
Europe and Asia after the Fukushima Daiichi Power Plant Accident（4）大磯眞一（Shinichi Oiso）＊1

要約
福島第一原子力発電所事故後８年における米欧アジアの原子力発電に関する既存の世論調査結果について調査し，海外での原子力発電に対する世論動向を分析した．米国においては，
人々の原子力発電に対する支持は引き続き高いとする調査がある一方，賛否が逆転したとする調査結果もある．一方，欧州における世論調査結果については，英国，チェコにおいて支持が不支持を上回っているが，ドイツにおいては原子力発電を廃止すべきという人が過半数を超えている．
キーワード

福島第一原子力発電所事故，米欧アジア，原子力発電，世論，動向

Abstract
The author surveyed the results of American, European and Asian opinion
research about nuclear power generation around eight years after the Fukushima Daiichi
Nuclear Power Plant accident and analyzed current public opinion trends toward nuclear power
generation in the US, Europe and Asia. It was found that the percentage of Americans who had
a positive attitude towards nuclear power generation was high, however, the other survey shows
the percentage of Americans who had a positive attitude became lower than that of negative
attitude. Among people in the UK and Czech, it was found that the positive attitude towards
nuclear power plants has continued to be held. On the other hand, it was found more than a half
people in Germany had negative attitude towards nuclear power.
Keywords

Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, the US, Europe and Asia, nuclear power
generation, public opinion, trend

1. はじめに

福島第一発電所事故後の海外における原子力に対する意識の変化を明らかにすることである．第２に，福島第一発電所の事故（2011 年３月 11 日）後の米欧における原子力世論の動向について，2017 年

世論調査の結果を時系列的に分析し，変化内容とともにその背景を知ることである．

10 月発行の INSS Journal vol.24 に「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）」

3. 方法および結果（資料）として掲載した．本稿は，その後に公表されたデータに基づき，続編として作成したものである．なお，本稿では米欧にとどまらず，韓国，台湾

3.1 米国における原子力発電に対する世論（NEI の世論調査）

についても世論動向を掲載した．
米国原子力エネルギー協会（NEI）では，1983

2. 目

的

年から原子力に対する世論調査を実施してきた．
2011 年以降では，2011 年３月の福島第一発電所事

本調査の目的は，第１に，米欧アジアにおける原故をはさんで計 13 回実施している．いずれも回答

子力に関する既存の世論調査結果の分析を通して，者数約 1,000 名（成人男女）で，全米における電話＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑6224

調査となっている．なお，2016 年まで，NEI からの 委 託 で Bisconti Research, Inc.（ 以 下，Bisconti
Research と略）が調査を行い NEI がデータを公表していたが，2017 年は NEI 調査としては公表されなくなり，Bisconti Rsearch がデータを公表している．2018 年以降，調査結果は，調査を実施したのかどうかを含めて公表されていない．図１に NEI
調査（2017 年は Bisconti Research 調査）による「米国における原子力利用への賛否の推移」を示してい

図２

GALLUP 調査による米国での原子力利用への賛否る．質問内容は次のとおりである．
Question: Overall, do you strongly favor,
somewhat favor, somewhat oppose or strongly
oppose the use of nuclear energy as one of theways to provide electricity for the U.S.?
（全体的にみて，あなたは米国の電力を供給する方法の一つとして，原子力を利用することに賛成，どちらかといえば賛成，どちらかといえば反対，反対のいずれですか？）
図１

米国における原子力利用への賛否の推移（NEI, Bisconti Research, Inc.）

3.2 英国における原子力発電に対する世論（BEIS の世論調査）

Question: Overall, do you strongly favor,
somewhat favor, somewhat oppose, or strongly

BEIS は英国ビジネス・エネルギー・産業戦略省

oppose the use of nuclear energy as one of the（Department for Business, Energy & Industrial

ways to provide electricity in the United States?

Strategy）の略称である．2012 年から前身の DECC

（全体的にみて，あなたは米国で電力を供給する（ 英 国 エ ネ ル ギ ー・ 気 候 変 動 省（Department of

方法の一つとして，原子力を利用することに賛成，

Energy & Climate Change））が継続的に英国にどちらかといえば賛成，どちらかといえば反対，反おける原子力発電への支持の推移を調べていたが，対のいずれですか？）2016 年 の 省 庁 再 編 で BEIS が こ れ を 引 き 継 い だ．

その結果，福島第一発電所事故前の 2011 年２月

福島第一原子力発電所事故後のデータに限られるには 71％だった原子力利用への賛成率（賛成＋どが，３か月ごとに調査を実施している．いずれも全

ちらかといえば賛成）は，事故後の 2011 年９月に

英における対面調査で，回答者は成人男女，回答者は 62％まで下がった．その後，2013 年９月の調査

数は各回 2,000 名程度となっている．図３に「英国では 69％まで回復したが，2017 年９月の調査ではにおける原子力発電への支持の推移」
を示している．

64％となっている．一方，反対率（反対＋どちらかといえば反対）は，事故後の 2011 年９月には 35％
ま で 上 が っ た． そ の 後，2012 年 ９ 月 の 調 査 で は29％まで下がり，2017 年９月の調査では 25％となっている．
一方，Gallup 調査では，図２に示す通り 2016 年に米国での原子力発電への賛否が逆転して反対が多くなっており，Bisconti Research 調査と結果が異なる．この理由については「４．考察」で検討する．
Gallup 調査の質問内容は次のとおりである．
図３

英国における原子力発電への支持の推移（BEIS）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑6225

質問内容は次のとおりである．
Question: From what you know, or haveheard about using nuclear energy for generating
electricity in the UK, do you support or oppose its
use?
（あなたは，英国における発電に原子力を利用す
ることについて，あなたが知っていることや聞いたことを踏まえると，その利用を支持しますか，支持
しませんか？）
選択肢： Strongly support（強く支持）
Support（支持）図４

Oppose（不支持）チェコ：原子力発電の利用を増やすべきか、減らすべきかStrongly oppose（強く反対）

この時点でドイツ人の 53％は原子力発電廃止を支Neither support nor oppose

持した．同社による同時期の調査では，他の EU 諸（どちらともいえない）

国で原子力発電廃止を支持する人は 29％であった．

Donʼt know/no opinion

一方，石炭火力発電の廃止を支持する人は，ドイツ（わからない / 意見なし）

人で 27％，他の EU 諸国の人では 21％であった．

その結果，2014 年９月には 42％だった支持率（強く支持＋支持）が，2015 年６月に 33％に下がり，その後上昇して，2018 年４月に 38％となっている．
不支持率（強く反対＋不支持）は，2018 年４月に22％となっている．
この調査では「どちらともいえない」「わからない / 意見なし」という選択肢があるので，支持，不支持を合わせても 100％を大幅に下回る．なお，
2018 年７月以降，BEIS 調査では原子力発電への支持，不支持を聞いていない．

3.3 チェコの原子力世論推移

図５

ドイツの世論調査（2016.8）結果（Dalia）

3.5 韓国の世論調査結果

チ ェ コ に つ い て は，Public Opinion Research

韓国原子力学会による 2018 年８月実施の世論調

Centre, Institute of Sociology, Czech Academy of

査によれば，図６に示す通り，原子力発電を拡大

Science（チェコ科学アカデミー社会学研究所世論すべきとする人は 37.7％，維持すべきとする人は調査センター）の 2012 年以降の調査結果が公表さ31.6％，縮小すべきとする人は 28.9％という結果とれている．2018 年５月の調査結果では，増やすべなった．また，韓国において原子力発電は安全であきが 29％，現状維持が 43％，減らすべきが 19％とるとする人が 55.5％，安全でないとする人が 40.7％

なっている．７年間を通して現状維持を支持する人を占めた．

が最も多い．
（図４）

3.6 台湾の国民投票結果
3.4 ドイツの世論調査結果
台湾では，図７に示す通り，2018 年 11 月 24 日にDalia Research（ダリア調査会社）が 2016 年８月

国民投票が実施され，原子力発電施設を 2025 年まに実施した世論調査結果によると，
図５に示す通り，

でに全て運転停止するとの法規定を廃止することに

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑6

226

図７

図６

韓国の原子力世論調査（2018.8）結果（韓国原子力学会）

台湾の住民投票結果（2018.11.24）「原子力発電施設は 2025 年までに全て運転を停止する」との法規定の廃止に賛成するか否か

いている一方，Gallup は環境問題に関する設問の中で賛否を聞いており，質問のコンテクストが異なっ賛成する人（590 万票：約 60％）が，反対する人（401ている．

万票：約 40％）を上回った．

4.2 英国の世論
4. 考察
英国政府は気候変動への対策として原子力発電を

4.1 米国の世論重視していること（海外電力調査会，2019）などから，原子力発電に対する世論は，支持が不支持を上

米国原子力エネルギー協会（NEI）は，長年，原回って推移している．

子力発電に対する世論調査を実施してきており，米

しかし，英国政府の BEIS 調査においても，2018

国における原子力世論調査では代表的存在であっ年４月を最後に，2018 年７月以降は調査項目に原た． し か し，2016 年 で 調 査 結 果 の 公 開 を 終 了 し子力発電への支持，不支持を含めていない．意図的た．その後，2017 年には，委託を受けた Biscontiに削除したのか，予算の都合によるものかを含め，

Research により調査結果が公開されたが，2018 年

その理由については不明である．

以降は調査を行ったかどうかを含めて公開されていない．

4.3 チェコの原子力世論推移

NEI および Bisconti Research 調査によれば，原子力発電への賛成率は，一貫して60％を超えている．

チェコにおいては，７年間を通じて，現状維持をその理由として，エネルギー安全保障や電気料金の支持する人が最も多く，次いで増やすべきとする人安定への貢献など，原子力発電の必要性を認識してが多くなっている．同国では計６基のロシア型加圧いる人が多いことが考えられる．

水型原子炉（VVER）が稼働している．チェコの電

一方，Gallup 調査によれば，2016 年に米国の原子力発電に対する賛否は逆転して反対の人の方が力生産の約 35％を原子力発電でまかなっていることなどが評価されている可能性がある．

54％と多くなっている．最近のシェールオイルやシェールガスの増産，低位の原油価格によるエネル

4.4 ドイツの世論調査結果

ギー需給の緩みが一つの理由として考えられる．なお，同社調査についても，2017 年以降は原子力世

ドイツは 2022 年までに原子力発電所を廃止する論に関する調査を実施したのかどうかを含めて公開としており，今のところ大きな反対論はないようでされていない．

ある．CO2 排出削減のため，石炭火力も削減する方

両調査で結果が大きく異なる点については，両調向であるが，北部の電力供給地域から南部の電力消査とも中立という選択肢を設けていないので，中立費地域への送電線施設の整備が難航し，天然ガス供層が他の設問に影響を受けやすいことが考えられ給のロシアへの依存度が高まるなど，問題は山積しる．NEI は原子力発電に関する設問の中で賛否を聞ている．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑6227

原子力発電に対する今後の世論動向を見極めたい（4） D e p a r t m e n t f o r B u s i n e s s , E n e r g y &ところであるが，2017 年以降に公開されている世Industrial Strategy, Gov UK, “Energy and

論調査のデータは，筆者の調べた範囲ではない．

Climate Change Public Attitudes Tracker:
Wave 21”,（May 2017）．

4.5 韓国の世論調査結果

https://assets.publishing.service.gov.uk/
government/uploads/system/uploads/

韓国政府は「エネルギー転換政策」と称し，脱原

attachment̲data/file/611985/Summary̲

子力，脱石炭発電と，再生可能エネルギーの拡大をof̲key̲findings̲BEIS̲Public̲Attitudes̲

方針として掲げるが，その政策は韓国経済に必ずしTracker̲-̲wave̲21.pdfも望ましいものではなく，国民もその政策の矛盾に敏感に反応した可能性がある．

（5） チェコ産業貿易省 第 50 回原産年次大会資料
東京国際フォーラム（2017.4.12）．
http://www.jaif.or.jp/cms̲admin/wp-

4.6 台湾の国民投票結果

content/uploads/2017/04/50th-annual̲Lenka̲Kovacovska̲ja.pdf#search=%27%E3

住民投票により法規定廃止への賛成が反対を上回%83%81%E3%82%A7%E3%82%B3+%E5%8E

り，脱原子力条文失効が決定した．ただし蔡英文政%9F%E5%AD%90%E5%8A%9B%E7%99%B

権は，条文が失効しても，地元の反発などにより原

A%E9%9B%BB%E6%89%80%27

発推進は依然困難であるとしている．

（6） Dalia, ”53% of Germans support closing
nuclear power plants”（October 26, 2016）．

5. おわりにhttps://daliaresearch.com/53-of-germanssupport-closing-nuclear-power-plants/

本調査では，福島第一原子力発電所事故から８年（7） 電気事業連合会 脱原子力政策の韓国，直近のというタイミングで，再び海外の世論調査に的を世論調査で原子力利用賛成が多数（2018 年９絞って情報収集を行った．それにより，限られた国月 10 日）．

についてではあるが，同発電所事故後の海外におけhttps://www.fepc.or.jp/library/kaigai/

る原子力に対する意識の変化の一部を明らかにする

kaigai̲topics/1258466̲4115.html＊2

ことができたと考える ．

（8） 電気事業連合会【台湾】住民投票により脱原
子力条文失効へ（2018 年 11 月 29 日）．

引用文献

https://www.fepc.or.jp/library/kaigai/
kaigai̲topics/1258599̲4115.html（1） NEI, “Americans Voice Strong Support for
Nuclear Energy, Survey Shows Consistent国）英国 2019 年３月時点．

Favorability for Nuclear”,（Sept.21-Oct.1,

https://www.jepic.or.jp/data/w03brit.html

2016）．
https://www.nei.org/Knowledge-Center/
Public-Opinion（2） Bisconti Research, Inc. “Public opinion andcommunications research”（Fall 2017）．
http://www.bisconti.com/q1.html（3） GALLUP,“For First Time, Majority in U.S.
Oppose Nuclear Energy”（March 18, 2016）．
https://news.gallup.com/poll/190064/firsttime-majority-oppose-nuclear-energy.aspx＊2（9） 海外電力調査会 各国の電気事業（主要 12 か

本稿は、2019 年６月 27 日時点でのデータに基づいている．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7228

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）
Data for Validation to Improve Fluid-structure Thermal Coupled
Simulation Methods at a Mixing Tee with Upstream Elbow
三好

弘二（Koji Miyoshi）＊1

中村晶（Akira Nakamura）＊1

要約
原子力発電所の配管合流部では温度差のある流体が混合することで局所的な温度変動が生じ，熱疲労が発生した事例がある．このような配管部に発生する熱応力や疲労寿命を数値シミュ
レーションにより予測するには，配管の温度変動を適切に再現する必要がある．しかしながら，
このような複雑な流体混合現象に起因する配管の温度変動を予測することは困難であり，十分な
実験データとの比較検証が不可欠である．よって，T 字配管部の高低温水合流現象を対象に熱流動実験により計測した管壁温度を検証用データとして公開する．本報では特に合流部の上流位置に外乱としてエルボが存在する場合について報告する．
キーワード

熱疲労，T 字配管，温度変動，数値シミュレーション，検証用データ

Abstract
Thermal fatigue cracking has been found at a mixing tee pipe in nuclear power
plants where high and low temperature ﬂuids mix. It is important to simulate temperatureﬂuctuations at the pipe inner surface appropriately by numerical simulations in order topredict thermal stress and fatigue life in the mixing tee. It is diﬃcult, however, to simulate thetemperature ﬂuctuations at the tee pipe due to the complexity of the ﬂuid mixing. Hence thesimulated wall temperature has to be validated by suﬃcient experimental data. The measured
temperatures at the pipe inner surface in the mixing tee were reported in this paper. Especially,
the temperatures in the tee with the upstream elbow of 90°were shown here.
Keywords

thermal fatigue, T-junction pipe, temperature ﬂuctuation, numerical simulation, validation data

1. はじめにいる．構造側の温度変動を精度よく予測するためには，実験データとの比較検証が不可欠となる．

原子力発電所の配管合流部では温度差のある流体

著者らはこれまで，T 字配管の高低温合流部にが混合することで局所的な温度変動が生じ，熱疲労

おける熱疲労現象を解明するため，熱流動実験をが発生した事例がある．このような熱疲労を防止行ってきた（1）~（6）．本報では，それらの実験で得らするためには，流体の混合による局所的な温度変れた測定データを数値シミュレーション手法の検動，熱伝達，配管の温度変動とそれに起因する応力証等に活用できるよう公開する．H30 年度（INSSといった複雑なプロセスを予測する必要がある．数（7）は，合流前の入口境界条件とJOURNAL, Vol.25）

値シミュレーションにより配管に発生する熱応力をして十分発達した流れの場合のデータを公開した．

予測するには，流体・構造熱連成シミュレーション

本報では，T 字合流部の上流位置に外乱としてエルを活用する方法がある．一方，T 字配管合流部におボを取り付けた場合の測定結果について示す．
以下，

ける流れの複雑さから精度よく配管の温度変動を予

熱流動実験の方法と高低温水合流部の管内表面温度

測することは困難であり，高精度の数値シミュレーの測定結果を示す．

ション手法の開発に向けいくつかの研究が行われて＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7

2. 実験装置および方法

229

2.2 試験部

2.1 実験ループ

図２に試験部の概略図を示す．試験部はステンレ

図１に実験に使用した装置 T-Cubic（Transientス製であり，低温水側を主管側，高温水側を分岐管側とし，各々の管内径は Dm = 150 mm, Db = 50

Temperature measurement equipment at a

mm である．主管側の合流部から上流 836 mm（=T-junction pipe）の概略図を示す．実験装置は，高5.6Dm）の位置に外乱要因として 90°エルボを取り温水タンク，低温水タンク，混合水タンク，高温水

付けた．その曲率半径は JIS 150A のショートエル

ポンプ，低温水ポンプから構成され，タンク容量はボと同じ 152.4 mm とした．また，エルボの内径は

3

3

3

3

各々 7 m , 8 m , 20 m , ポンプ容量はともに 20 m /h

主管と同じ 150 mm とし，内径が一定となるようなである．試験流体には水道水を使用した．高温水タ

特殊加工をした．また，T 字管とエルボの接続部でンク内には電熱ヒータが設けられており約 90 ℃ま管内面に段差および伱間が極力できないよう配慮す

での高温水が生成でき，低温水タンクにはチラーにるため特殊加工したフランジを用いた．エルボの向て 15 ℃まで冷却した低温水が供給できる．鉛直上

きは T 字管が形成する面に垂直な方向（x 方向）と方から流れてくる高温水と水平横方向から流れてくる低温水が試験部で合流した後，混合水タンクで受した．また，
取り付けるエルボの向きは図２の（a）,（b）に示すとおり x 方向と ‑x 方向の２種類とした．

け入れるワンス・スルー方式となっている．

ここで，図に示すとおり z 軸は主管の中心軸，y 軸

図１に示すとおり合流前の外乱となる上流エルボ

は分岐管の中心軸，x 軸はそれらに垂直な軸である．

は T 字合流部の水平配管側（主管側）にのみ取り付

原点は，分岐管軸と主管軸の交点とした．また，管けた．また，
その外乱となるエルボの上流位置には，

外面には断熱材を取り付けた．

整流器を設置した．鉛直管側（分岐管側）は外乱のない十分発達した流れとするため既報（7）と同じ位置に整流器を設置した．整流器は多孔板と細管の束を組み合わせて製作した．各々の整流装置の効果については，レーザードップラー流速計にて，試験部
入口部での流速分布を測定し確認した（3）．流速分
布の測定結果については，既報（7）に示したとおりである．また，入口流体温度は整流器上流側に挿入した，非接地 K 型 JIS クラス１シース熱電対を用い測定した．

（a）Case1

図１

実験ループ（T-Cubic）（b）Case2
図２

試験部

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7230

管内面温度の測定には，シース直径 0.5 mm の非2.3 実験条件および方法

接地 K 型熱電対 JIS クラス１を使用した．熱電対は図３に示すとおり管厚 7.6 mm の配管に穴をあけ外実験条件を表１, ２に示す．図２に示すとおりエ面から挿入し，内表面に加工した幅 0.6 mm，高さ

ルボの向きを x 方向と ‑x 方向にした２種類の実験を0.7 mm の矩形溝に沿わせた後，Ni ロウ付けで固定行った．管断面平均流速は，流量を流路面積で割っした．ロウ付けした配管内表面は滑らかに仕上げた値とした．また，入口流体温度については，主管た．図４に温度測定箇所を示す．測定箇所を，図側と分岐管側の温度差が約 35 ℃になるように設定

中の赤丸箇所に示す．z = ‑50 mm ~ 225 mm の範した．本実験では，分岐管からの噴流が主管の中心

囲に 25 mm 間隔，ș = 0 °~ 60 °の範囲に 5 °間隔，
z = ‑150 mm, 600 mm では ș = 0 °の位置とした．
測定総箇所数は 148 箇所である．ここで , ș は分岐管部まで到達せず主管壁に沿って流れる壁面噴流状態の方向を 0 °とする主管上流側からみて反時計周り値とした．また，測定結果のばらつきも把握するたの周方向角度とする．

め，各々 10 回行った．

になる入口流速比で実験を行った．その流速比は，
既報（7）で示した上流エルボなしの場合とほぼ同じ

熱電対からの測定データは，各チャンネル毎にA/D 変換を備えた多チャンネルの同時サンプリン
グが可能なデータロガー（共和電業製，USB-500A,
UCAM-500B）を用い，データ記録の同時性の確
表１
Case

入口管断面平均流速［m/s］
主管側

図３

熱電対取り付け概略図

管内面温度測定箇所

入口流体温度［ºC］ 入口流体
温度差
分岐管側 主管側 分岐管側 ［ºC］

1-1

1.01

0.67

18.3

54.3

36.0

1-2

1.01

0.66

18.4

54.2

35.8

1-3

1.00

0.67

18.5

54.4

35.9

1-4

1.00

0.66

18.3

53.5

35.1

1-5

1.00

0.67

18.1

53.5

35.3

1-6

1.00

0.67

18.0

52.0

34.0

1-7

1.01

0.68

17.4

52.3

34.9

1-8

1.01

0.67

17.1

53.2

36.1

1-9

1.00

0.67

15.2

50.8

35.6

1-10

1.01

0.67

15.5

51.2

35.7

表２
図４

実験条件（上流エルボ x 方向）

Case

実験条件（上流エルボ− x 方向）

入口管断面平均流速［m/s］
主管側

入口流体温度［ºC］ 入口流体
温度差
分岐管側 主管側 分岐管側 ［ºC］

2-1

1.01

0.68

14.5

50.5

36.0

2-2

1.00

0.67

14.5

50.7

36.2

2-3

1.01

0.65

14.5

48.9

34.4

2-4

1.01

0.66

15.3

49.1

33.8

2-5

1.01

0.67

15.0

50.4

35.4

2-6

1.02

0.67

14.5

48.8

34.3

2-7

0.99

0.67

13.3

49.6

36.3

2-8

1.01

0.67

13.5

49.4

35.9

2-9

0.99

0.68

13.7

51.0

37.4

2-10

0.99

0.67

13.6

48.6

35.0

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7保に配慮した．その誤差は 12.4 ȝ 秒であり，実験の目的からほぼ同時といえる．また，サンプリング周

*
Trms
=

231

Trms

（2）

Tb í Tm

波数は 50 Hz とした．熱電対の記録データは，熱電N

対単体とデータロガーの誤差による総合誤差が含まれることになる．よって，その誤差を低減するため，(i =1

 Ti í Tave

Trms =

2

)

（3）

N

白金測温抵抗体タイプの基準温度計を挿入し，静水状態で校正式を作成し，測定データを校正処理した．

Trms は 160 秒間の温度の標準偏差であり，測定サン

その誤差は，0.42 ℃以下であった．

プリング周期は 0.02 秒としたことから N = 8000 と図３の熱電対取り付け断面写真に示したとおり熱なる．

電対の測定点は管内表面より0.45 mm 離れており厳疲労評価では，発生する応力の変動範囲（= 最大

密には管内表面温度データではない．よって，ここ

値−最小値）を用いるため，管内面に発生する温では，以下の手法で測定データから管内表面温度を度の変動範囲を適切に予測することが重要である．

（８）

算出した

．

よって，ここでは温度変動強度だけでなく，次式で① 熱電対で温度データを測定．

定義する無次元化した温度変動範囲の値も示した．

② ①で得られたデータをFFT（高速フーリエ変換）
*
Tmax
=
í min

解析し周波数領域に変換．

Tmax í Tmin

③ あらかじめ用意した配管内表面温度と熱電対測
*
Tave
=

Tb í Tm（4）

ここで，Tmax および Tmin は 160 秒間の管内面温度

Tave í Tm（1）

変動の最大値と最小値とした．図９に Case 1（上流エルボ x 方向）の z = 25, 50, 75, 100, 125, 150 mm

温点位置の温度に関する伝達関数を熱伝導解析

における主管内面温度の温度変動範囲の周方向分布

Tb í Tmを，図 10 に Case 2（上流エルボ ‑x 方向）に対するで作成．
④ ③で作成した伝達関数の逆関数を用い②の結果
に対し振幅・位相を処理．
⑤ ④で処理した温度変動値を逆FFT解析し時間領

時間平均温度，温度変動強度および温度変動範囲の周方向分布は，Case 1 と Case 2 の間で相違があった．これは，
分岐管から主管に流れ込む高温噴流が，

域に変換．
（８）

分布を示す．

を参照されたい．以降記載する管上流エルボが生成する乱れによって，x 方向に偏移

内表面温度は，上記手法で計測データを処理した結したためと考えられる（6）．このため管内面温度は果である．

周方向に対して非対称性を有する分布となるため，

詳細は既報

シミュレーション結果の検証では，両ケースの結果

3. 実験結果
図５に Case 1（上流エルボ x 方向）の z = 25, 50,
75, 100, 125, 150 mm における主管内面温度の時間
平均値の周方向分布を，図６に Case 2（上流エルボ ‑x 方向）に対する分布を示す．時間平均温度は，次式で示すとおり，160 秒間の時系列データの時間
平均温度 Tave を無次元化した．
ここで，Tm は，主管側入口流体温度，Tb は分岐管
側入口流体温度である．
図７に，Case 1（上流エルボ x 方向）の z = 25,
50, 75, 100, 125, 150 mm における主管内面温度の温度変動強度の周方向分布を，図８に Case 2（上流エルボ ‑x 方向）に対する分布を示す．温度変動強度は，次式で定義した．

を用い，比較検証する必要がある．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7232（a）z = 25 mm（d）z = 100 mm（b）z = 50 mm（e）z = 125 mm（c）z = 75 mm（f）z = 150 mm
図５管内面の時間平均温度分布（Case 1）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7233（a）z = 25 mm（d）z = 100 mm（b）z = 50 mm（e）z = 125 mm（c）z = 75 mm（f）z = 150 mm
図６管内面の時間平均温度分布（Case 2）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7234（a）z = 25 mm（d）z = 100 mm（b）z = 50 mm（e）z = 125 mm（c）z = 75 mm（f）z = 150 mm
図７

管内面の温度変動強度分布（Case 1）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7235（a）z = 25 mm（d）z = 100 mm（b）z = 50 mm（e）z = 125 mm（c）z = 75 mm（f）z = 150 mm
図８

管内面の温度変動強度分布（Case 2）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7236（a）z = 25 mm（d）z = 100 mm（b）z = 50 mm（e）z = 125 mm（c）z = 75 mm（f）z = 150 mm
図９管内面の温度変動範囲分布（Case 1）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7237（a）z = 25 mm（d）z = 100 mm（b）z = 50 mm（e）z = 125 mm（c）z = 75 mm（f）z = 150 mm
図 10

管内面の温度変動範囲分布（Case 2）

238

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7

4. データ使用時の注意事項
本データを使用した成果を公開する場合は，以下

文

献（1） 三好弘二，中村晶，歌野原陽一，T 字配管部の文献を引用元とし明記されたい．

の熱疲労評価手法の高度化に向けた管壁温度「三好弘二，中村晶，T 字配管の高低温水合流特性の解明，INSS JOURNAL, Vol.20,（2013）,

部における流体・構造熱連成数値シミュレーショ

pp.45‑55.

ン手法の検証用データ（上流エルボ有り）, INSSJOURNAL, Vol.26,（2019）」
付表のエクセルデータの送付を希望する場合は，当社ホームページ問い合わせ窓口に本資料のエクセ
ルデータ送付希望の旨ご連絡願います．

（2） 三好弘二，中村晶，歌野原陽一，T 字配管部の流体温度ゆらぎによる熱応力特性の解明，
INSS JOURNAL, Vol.21,（2014）, pp.86‑98.
（3） Miyoshi, K., Nakamura, A., Utanohara, Y.
and Takenaka, N., “An investigation of wall
temperature characteristics to evaluate
thermal fatigue at a T-junction pipe”,
Mechanical Engineering Journal, Vol.1, No.5,（2014）, DOI:10.1299/mej.2014tep0050.
（4） Miyoshi, K., Kamaya, M., Utanohara, Y. andNakamura, A., “An investigation of thermal
stress characteristics by wall temperature
measurements at a mixing tee”, Nuclear
Engineering and Design Vol.298,（2016）,
pp.109‑120.
（5） 三 好 弘 二， 中 村 晶，T 字 合 流 配 管 の 管 壁 温
度 特 性 の 検 討（ 上 流 エ ル ボ の 影 響 ），INSS
JOURNAL, Vol.24,（2017）, pp.81‑89.
（6） Miyoshi, K. and Nakamura, A., “Studyon characteristics of wall temperatureﬂuctuation at a mixing tee with an upstream
elbow”, Proceedings of the ASME 2018
Pressure Vessels and Piping Conference,
PVP 2018-84182,（2018）．
（7） 三好弘二，中村晶，歌野原陽一，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，
INSS JOURNAL, Vol.25,（2018）, pp.156‑
173.
（8） Miyoshi, K., Nakamura, A. and Takenaka, N.,“Numerical evaluation of wall temperature
measurement method developed toestimate thermal stress at T-junction pipe”,
Mechanical Engineering Journal, Vol.1, No.2,（2014）, DOI:10.1299/mej.2014tep0006.

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7

付 録
本文中の図に記載した測定値を以下の付表に記す．
付表１
case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10
case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

15
0.894
0.898
0.897
0.896
0.890
0.904
0.902
0.901
0.891
0.908
40
0.205
0.205
0.208
0.204
0.204
0.208
0.210
0.212
0.203
0.206

付表２

図５（a）の元データ
20
0.806
0.806
0.806
0.806
0.801
0.815
0.810
0.812
0.800
0.817
45
0.08330.08410.08500.08780.08640.08850.09140.08920.08260.0880

ș [°]
25
0.544
0.549
0.547
0.539
0.540
0.551
0.552
0.552
0.533
0.552
ș [°]
50
0.03140.03210.03320.03440.03140.0356
0.03640.03600.03120.0291

30
0.414
0.416
0.409
0.411
0.408
0.414
0.409
0.412
0.405
0.412

35
0.322
0.322
0.319
0.318
0.319
0.320
0.318
0.323
0.315
0.322
60
0.01280.00950
0.008360.01420.01050.01410.01120.01080.01100.00784

図５（b）の元データ

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

0
0.834
0.840
0.838
0.837
0.830
0.843
0.842
0.843
0.829
0.847

5
0.829
0.837
0.836
0.833
0.825
0.842
0.839
0.842
0.825
0.847

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8

25
0.627
0.632
0.633
0.622
0.623
0.634
0.637
0.642

30
0.469
0.468
0.466
0.466
0.462
0.470
0.467
0.471

ș [°]
10
0.832
0.838
0.836
0.835
0.827
0.840
0.838
0.841
0.829
0.847
ș [°]
35
0.359
0.360
0.353
0.352
0.352
0.359
0.355
0.360

1-9
1-10

0.620
0.636

0.459
0.465

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

50
0.08440.08770.09080.08750.08620.0906
0.0951
0.09530.08510.089455
0.03310.03160.03010.03720.03220.03560.03550.03350.03370.0289

付表３550.01330.01340.01500.01360.01190.01710.01920.01860.01040.0154

15
0.823
0.828
0.825
0.825
0.816
0.830
0.825
0.831
0.818
0.836

20
0.768
0.768
0.767
0.767
0.762
0.774
0.770
0.775
0.762
0.773

40
0.269
0.274
0.271
0.268
0.267
0.274
0.277
0.280

45
0.179
0.180
0.181
0.179
0.180
0.183
0.185
0.190

239

0.350
0.362
ș [°]
60
0.01750.01590.01500.02070.01670.01910.01890.01750.01570.0143

0.263
0.273

0.178
0.183

図５（c）の元データ

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

0
0.789
0.795
0.794
0.790
0.783
0.795
0.799
0.798
0.781
0.804

5
0.818
0.824
0.823
0.819
0.808
0.828
0.830
0.832
0.807
0.834

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

25
0.632
0.632
0.631
0.631
0.625
0.636
0.634
0.634
0.624
0.631

30
0.511
0.509
0.507
0.505
0.503
0.510
0.513
0.514
0.504
0.513

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

50
0.122
0.126
0.125
0.128
0.125
0.128
0.132
0.129
0.125
0.125

55
0.05670.05840.06180.0671
0.06130.0632
0.06680.06510.0601
0.0580

ș [°]
10
0.790
0.795
0.794
0.789
0.781
0.797
0.798
0.800
0.784
0.804
ș [°]
35
0.387
0.387
0.386
0.385
0.382
0.389
0.390
0.391
0.379
0.389
ș [°]
60
0.0256
0.02600.02810.03150.02770.03120.03320.03100.02420.0261

15
0.776
0.777
0.777
0.776
0.770
0.782
0.783
0.787
0.772
0.785

20
0.731
0.730
0.731
0.731
0.724
0.736
0.735
0.737
0.725
0.734

40
0.286
0.294
0.291
0.286
0.282
0.294
0.297
0.295
0.277
0.293

45
0.206
0.210
0.209
0.207
0.205
0.211
0.214
0.216
0.202
0.211

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7

240

付表４

図５（d）の元データ

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

0
0.720
0.723
0.723
0.718
0.713
0.725
0.731
0.730
0.713
0.728

5
0.721
0.725
0.724
0.719
0.714
0.727
0.735
0.735
0.716
0.734

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

25
0.615
0.618
0.611
0.613
0.607
0.618
0.619
0.619
0.605
0.612

30
0.524
0.527
0.524
0.522
0.519
0.530
0.529
0.532
0.515
0.529

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

50
0.145
0.149
0.149
0.153
0.149
0.154
0.155
0.153
0.146
0.150

55
0.08280.08380.08640.09180.08640.0894
0.09340.09110.08370.0877

付表５

ș [°]
10
0.727
0.730
0.729
0.723
0.719
0.733
0.737
0.740
0.721
0.735
ș [°]
35
0.415
0.417
0.414
0.415
0.410
0.420
0.420
0.423
0.407
0.421
ș [°]
60
0.04030.04300.04460.04940.04550.04970.05270.04960.04440.0490

15
0.716
0.718
0.713
0.711
0.706
0.721
0.724
0.727
0.708
0.718

20
0.685
0.686
0.684
0.685
0.678
0.689
0.692
0.693
0.677
0.688

40
0.305
0.313
0.313
0.310
0.308
0.319
0.322
0.322
0.302
0.318

45
0.224
0.229
0.227
0.228
0.224
0.231
0.232
0.234
0.217
0.231

図５（e）の元データ

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

0
0.651
0.651
0.654
0.645
0.644
0.658
0.665
0.658
0.641
0.658

5
0.655
0.655
0.658
0.650
0.649
0.661
0.667
0.665
0.646
0.662

case
1-1
1-2
1-3
1-4

25
0.584
0.586
0.578
0.580

30
0.518
0.521
0.514
0.517

ș [°]
10
0.663
0.662
0.664
0.657
0.656
0.667
0.672
0.671
0.653
0.664
ș [°]
35
0.439
0.441
0.439
0.438

15
0.654
0.653
0.651
0.647
0.645
0.654
0.660
0.661
0.643
0.654

20
0.622
0.622
0.616
0.615
0.610
0.617
0.622
0.619
0.610
0.613

40
0.342
0.348
0.349
0.345

45
0.256
0.259
0.260
0.263

1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

0.574
0.584
0.584
0.584
0.574
0.581

0.512
0.519
0.519
0.522
0.507
0.517

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

50
0.177
0.180
0.181
0.185
0.180
0.189
0.186
0.187
0.178
0.189

55
0.109
0.115
0.116
0.122
0.115
0.121
0.122
0.120
0.113
0.122

付表６

0.431
0.442
0.443
0.447
0.428
0.446
ș [°]
60
0.05920.06430.06630.0696
0.06610.07120.07390.07090.06240.0689

0.342
0.356
0.356
0.360
0.339
0.357

0.257
0.268
0.263
0.266
0.253
0.264

図５（f）の元データ

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

0
0.582
0.581
0.586
0.579
0.575
0.589
0.598
0.591
0.573
0.592

5
0.595
0.593
0.597
0.590
0.588
0.600
0.606
0.601
0.585
0.602

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

25
0.548
0.551
0.546
0.549
0.542
0.546
0.549
0.550
0.542
0.548

30
0.503
0.506
0.501
0.502
0.497
0.504
0.509
0.510
0.495
0.503

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

50
0.222
0.224
0.228
0.231
0.225
0.237
0.230
0.233
0.221
0.234

55
0.150
0.154
0.155
0.161
0.153
0.164
0.160
0.162
0.151
0.164

ș [°]
10
0.601
0.599
0.603
0.594
0.593
0.603
0.610
0.607
0.591
0.605
ș [°]
35
0.443
0.448
0.448
0.443
0.437
0.448
0.457
0.456
0.437
0.449
ș [°]
60
0.09030.09720.09940.105
0.0994
0.107
0.107
0.106
0.0966
0.107

15
0.599
0.597
0.598
0.593
0.587
0.602
0.600
0.604
0.587
0.597

20
0.573
0.573
0.571
0.569
0.563
0.570
0.575
0.573
0.563
0.564

40
0.367
0.374
0.373
0.370
0.365
0.379
0.381
0.382
0.362
0.376

45
0.299
0.303
0.301
0.305
0.297
0.311
0.306
0.310
0.294
0.304

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7

付表７

図６（a）の元データ

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

15
0.882
0.884
0.889
0.883
0.893
0.895
0.879
0.884
0.888
0.887

20
0.694
0.695
0.699
0.695
0.708
0.707
0.690
0.697
0.699
0.699

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

40
0.07500.07350.07090.07430.07600.07610.07000.06710.07830.075145
0.02420.02870.02820.02630.02830.02830.02590.02150.02840.0309

付表８

241

ș [°]
25
0.484
0.480
0.488
0.483
0.492
0.489
0.477
0.480
0.482
0.479
ș [°]
50
0.01280.01020.01370.01390.01050.01080.00826
0.00752
0.01310.0106

30
0.374
0.370
0.374
0.370
0.373
0.369
0.363
0.364
0.371
0.364

35
0.211
0.209
0.203
0.203
0.209
0.206
0.201
0.199
0.210
0.206

55
0.00389
0.00387
0.00698
0.00533
0.006780.00991
0.003310.00251
0.008850.0071460
0.009170.01050.01110.01150.008190.01110.00634
0.007520.01480.00857

図６（b）の元データ

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

0
0.834
0.836
0.844
0.836
0.845
0.851
0.832
0.839
0.837
0.835

5
0.832
0.833
0.842
0.834
0.845
0.850
0.831
0.835
0.838
0.837

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

25
0.502
0.499
0.503
0.500
0.514
0.510
0.497
0.500
0.501
0.501

30
0.378
0.374
0.380
0.378
0.384
0.375
0.369
0.371
0.375
0.367

ș [°]
10
0.828
0.830
0.839
0.830
0.841
0.843
0.827
0.831
0.832
0.831
ș [°]
35
0.257
0.256
0.254
0.254
0.262
0.258
0.250
0.250
0.259
0.252

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

50
0.01610.01600.01800.01750.01750.01980.01570.01340.01900.0186

付表９55
0.009440.01020.01080.01210.01050.00875
0.00992
0.01030.01180.00857

ș [°]60
0.00833
0.008290.00872
0.009170.00847
0.01110.005230.00529
0.01290.00829

図６（c）の元データ

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

0
0.783
0.789
0.796
0.785
0.799
0.807
0.783
0.791
0.790
0.792

5
0.811
0.818
0.823
0.814
0.830
0.837
0.810
0.815
0.821
0.822

15
0.789
0.792
0.799
0.790
0.803
0.806
0.786
0.792
0.794
0.795

20
0.674
0.673
0.678
0.675
0.689
0.687
0.668
0.677
0.680
0.677

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

25
0.487
0.484
0.489
0.488
0.495
0.490
0.478
0.486
0.489
0.484

30
0.358
0.356
0.358
0.354
0.363
0.358
0.347
0.350
0.358
0.352

40
0.127
0.125
0.121
0.124
0.129
0.131
0.121
0.120
0.131
0.125

45
0.04780.04750.04710.04590.04750.04670.0446
0.04120.05070.0491

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

50
0.02060.02130.0201
0.02220.02090.01980.0201
0.02280.02330.022055
0.01110.01240.01220.01120.01020.01110.008820.00975
0.01480.0131

ș [°]
10
0.769
0.774
0.781
0.773
0.787
0.791
0.768
0.775
0.776
0.777
ș [°]
35
0.234
0.232
0.231
0.232
0.239
0.236
0.227
0.228
0.238
0.231
ș [°]
60
0.007220.00967
0.00988
0.00799
0.008760.01050.006890.005290.01180.00857

15
0.722
0.725
0.731
0.724
0.736
0.737
0.717
0.729
0.727
0.725

20
0.625
0.626
0.629
0.628
0.638
0.636
0.617
0.630
0.630
0.625

40
0.124
0.124
0.120
0.122
0.128
0.129
0.120
0.118
0.129
0.125

45
0.0536
0.05330.05290.05330.0557
0.05390.05150.04820.05550.0537

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7

242

付表 10

図６（d）の元データ

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

0
0.713
0.715
0.721
0.715
0.729
0.734
0.709
0.720
0.719
0.715

5
0.708
0.712
0.716
0.708
0.722
0.729
0.703
0.712
0.713
0.711

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

25
0.450
0.446
0.447
0.445
0.454
0.446
0.438
0.443
0.446
0.437

30
0.328
0.328
0.325
0.323
0.334
0.333
0.324
0.325
0.332
0.325

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

50
0.02280.02350.02180.02370.02230.02250.02230.02310.02550.023755
0.01190.01380.01370.01100.01020.01340.01050.01090.01580.0151

ș [°]
10
0.689
0.690
0.693
0.691
0.701
0.706
0.682
0.692
0.692
0.687
ș [°]
35
0.213
0.212
0.208
0.209
0.217
0.215
0.209
0.209
0.217
0.211
ș [°]
60
0.00667
0.008290.008430.00858
0.008190.01140.007440.00474
0.01180.00943

15
0.638
0.637
0.637
0.637
0.647
0.649
0.626
0.638
0.639
0.634

20
0.563
0.561
0.558
0.559
0.571
0.570
0.548
0.562
0.562
0.557

40
0.113
0.111
0.108
0.110
0.116
0.117
0.109
0.110
0.118
0.113

45
0.05220.05190.0526
0.05240.05420.05480.05040.04880.0566
0.0549

付表 11

図６（e）の元データ

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

0
0.640
0.639
0.644
0.643
0.655
0.661
0.636
0.647
0.646
0.644

5
0.625
0.624
0.627
0.627
0.635
0.641
0.620
0.630
0.628
0.627

case
2-1
2-2
2-3
2-4

25
0.412
0.411
0.406
0.403

30
0.307
0.306
0.302
0.301

ș [°]
10
0.601
0.599
0.601
0.601
0.610
0.616
0.593
0.603
0.606
0.601
ș [°]
35
0.208
0.207
0.202
0.200

15
0.556
0.554
0.552
0.553
0.561
0.566
0.546
0.558
0.556
0.553

20
0.489
0.486
0.483
0.482
0.488
0.488
0.478
0.480
0.483
0.480

40
0.120
0.119
0.116
0.113

45
0.05750.05750.05580.0586

2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

0.415
0.408
0.402
0.403
0.409
0.405

0.312
0.307
0.301
0.302
0.312
0.306

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

50
0.02780.03010.0276
0.02660.02710.03060.02700.02790.03190.030655
0.01330.01600.01570.01360.01330.01490.01380.01420.01800.0171

付表 12

0.208
0.211
0.201
0.201
0.212
0.208
ș [°]
60
0.00667
0.00801
0.00872
0.00858
0.00847
0.01170.00771
0.005290.01130.0109

0.119
0.124
0.112
0.116
0.124
0.120

0.06100.05890.05510.05930.06520.0626

図６（f）の元データ

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

0
0.576
0.572
0.578
0.577
0.586
0.591
0.568
0.581
0.577
0.580

5
0.557
0.552
0.557
0.558
0.566
0.571
0.551
0.564
0.558
0.559

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

25
0.379
0.379
0.374
0.373
0.384
0.375
0.373
0.374
0.380
0.377

30
0.298
0.297
0.290
0.290
0.301
0.294
0.292
0.291
0.302
0.296

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

50
0.03970.04250.03950.03820.03930.04080.03690.03590.04480.044055
0.01690.01850.01860.01830.01860.02250.01630.01670.02250.0214

ș [°]
10
0.531
0.528
0.528
0.531
0.538
0.545
0.526
0.535
0.533
0.533
ș [°]
35
0.216
0.213
0.208
0.207
0.216
0.212
0.209
0.208
0.218
0.213
ș [°]
60
0.008610.01050.009880.01210.01190.01490.01100.008640.01480.0149

15
0.500
0.498
0.495
0.492
0.501
0.505
0.494
0.495
0.496
0.494

20
0.438
0.435
0.432
0.432
0.440
0.432
0.430
0.432
0.434
0.433

40
0.134
0.131
0.126
0.124
0.129
0.131
0.123
0.128
0.134
0.131

45
0.07830.07850.07500.07490.07830.07930.07440.07660.08280.0791INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7

付表 13

図７（a）の元データ

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

15
0.01060.01130.01150.01070.01160.01110.01140.01200.01140.0117200.03090.03170.03390.03210.03340.03290.03540.03210.03210.0342

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

40
0.02090.02240.02310.02080.02240.02140.02220.02200.02000.0228450.01160.01190.01280.01150.01280.01200.01260.01350.01150.0123

付表 14

243

ș [°]
25
0.02690.02720.02860.02710.02830.02800.02990.02680.02570.0292ș [°]50
0.003140.003160.003430.00347
0.00379
0.00332
0.003930.00382
0.00295
0.0032530
0.01880.01950.02010.01920.02030.01970.02140.01920.01890.0208350.01910.02030.02060.01920.02090.02000.02090.01960.01850.02175560
0.000250 0.00328
0.000750 0.00291
0.00262 0.00145
0.000480 0.000260
0.00220 0.00285
0.000410 0.00282
0.000890 0.00140
0.000550 0.000110
0.00216 0.00104
0.000670 0.00224

図７（b）の元データ

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

0
0.01140.01300.01180.01280.01240.01220.01180.01270.01170.012850.01160.01290.01230.01260.01250.01210.01200.01320.01180.0125

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

25
0.03430.03530.03700.03570.03550.03620.03810.03410.03370.038630
0.03040.03070.03180.03180.03120.03170.03380.03180.02920.0327ș [°]100.01290.01400.01310.01340.01380.01280.01280.01440.01260.0139ș [°]35
0.01970.0201
0.02100.01950.02050.02060.02160.01960.01870.0226

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

50
0.01440.01490.01550.01430.01530.01440.01530.01540.01390.015255
0.00506
0.005110.00574
0.00571
0.00599
0.00576
0.006160.00626
0.005110.00541

付表 15

ș [°]
60
0.001140.002290.001670.001700.002710.00197
0.002840.00155
0.002780.00218

図７（c）の元データ

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

0
0.01550.01630.01670.01690.01750.01790.01640.01730.01630.016350.01760.01880.01790.01860.01850.01840.01840.01890.01800.0188150.01310.01440.01390.01390.01400.01370.01360.01510.01260.014220
0.02230.02380.02400.02360.02320.02440.02530.02320.02190.0257

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

25
0.03550.03740.03800.0377
0.03680.03840.0376
0.03720.03440.038130
0.0357
0.03620.03740.03700.03650.03640.03750.03700.03340.037240
0.02060.02120.02190.02050.02230.02180.02180.02080.01950.023445
0.01890.02050.02080.01910.02070.02010.02010.02000.01850.0219

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

50
0.01940.02060.02090.01940.02090.02010.02070.02010.01920.021055
0.01250.01250.01360.01340.01380.01300.01360.01380.01230.0132ș [°]100.01870.02010.01800.01960.01930.01890.01880.01910.01820.0188ș [°]35
0.02840.0296
0.03140.03020.03040.02980.03100.03010.02730.0319ș [°]60
0.005390.00567
0.00638
0.00625
0.006360.00638
0.006700.006480.00576
0.0062515
0.02030.02220.02080.02220.02150.02140.02200.02130.0201
0.021720
0.02550.02800.02750.02800.02750.02790.02820.02700.02500.028640
0.02310.02440.02580.02380.02490.02490.02520.02400.02270.0268450.02240.02430.02490.02280.02460.02360.02450.0231
0.02230.0258INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7

244

付表 16

図７（d）の元データ

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

0
0.02100.02070.02100.02000.02140.02160.02190.02110.01920.0207

50.02220.02220.0221
0.02150.02310.02310.02380.02240.01990.0219

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

25
0.03540.03480.03710.03610.03630.0376
0.03690.03600.03400.037730
0.03830.03800.03980.03790.03820.03920.03890.03770.03550.0392

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

50
0.02100.02300.02320.02240.02400.02340.02300.02240.02210.024155
0.01630.01770.01800.01770.01900.01810.01840.01780.01670.0183

付表 17

ș [°]
10
0.02260.02330.02370.02400.02420.02450.02500.02290.02170.0245ș [°]35
0.03330.03350.03590.03350.03380.03410.03390.0336
0.03180.0361ș [°]60
0.00972
0.01040.01150.01180.01240.01200.01190.01240.01100.011615
0.02550.02660.02730.02820.02780.02820.02880.02650.02530.0287200.03090.03170.03320.03320.03270.03330.03340.03240.03110.034040
0.03100.03210.03410.03230.03380.03320.03220.03210.03130.034645
0.02420.02610.02720.02570.02770.02640.02620.02520.02470.0281

図７（e）の元データ

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

0
0.02260.02300.02300.02400.02290.02340.02430.02400.02260.022850.02490.02530.02480.02540.02490.02510.02710.02460.02390.0254

case
1-1
1-2
1-3
1-4

25
0.03030.02840.03000.030130
0.03330.03220.03420.0332ș [°]100.02510.02510.02490.02610.02510.02610.02660.02490.02420.0262
ș [°]35
0.03390.03390.03550.033915
0.02350.02350.02350.02440.02420.02610.02420.02360.02290.025220
0.02730.02640.02730.02740.02810.02990.02790.02690.02600.028940
0.03530.03600.03760.035745
0.02930.03060.03270.0301

1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

0.03130.03200.03110.03010.02900.03130.0346
0.03430.03370.03250.03300.0339

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

50
0.02470.02730.02810.02700.02900.02770.02680.02670.02630.028655
0.01890.02140.02190.02220.02340.02200.02120.02150.0211
0.0228

付表 180.03540.03420.03470.03340.03390.0356ș [°]60
0.01390.01620.01670.01710.01830.01720.01610.01710.01620.01700.03700.03640.03670.03480.03530.03730.03220.03170.03070.03000.03000.0326

図７（f）の元データ

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

0
0.02180.02170.02270.02340.02190.02330.02260.02240.02120.022050.02200.02080.02160.02240.02120.0231
0.02260.02210.02030.0222

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

25
0.02630.02500.02600.02590.02650.02730.02660.02560.02480.026630
0.02900.02950.03010.02970.03040.03030.03030.02890.02940.0303

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

50
0.02870.03100.03130.02900.03110.03130.02990.02940.03020.031255
0.02610.02890.02910.02810.02980.02930.02780.02750.02850.0287ș [°]100.02210.02080.02160.02260.02130.02280.02250.02180.02100.0223ș [°]35
0.03180.03230.03360.03290.03380.0326
0.03400.03150.03280.0337ș [°]60
0.02040.02280.02340.02410.02460.02370.02180.0231
0.02290.024015
0.02380.02200.02210.02360.02400.02490.02370.02280.02260.023820
0.02440.02250.02290.02410.02460.02540.02450.0231
0.02250.024440
0.03410.03480.03610.03430.03530.03440.03680.03440.03510.036445
0.03130.03270.03300.03090.03220.03210.03280.03140.03150.0330INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7

付表 19

図８（a）の元データ

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

15
0.01560.01500.01410.01440.01430.01460.01470.01470.01480.014320
0.04000.04050.03580.03900.0376
0.03860.03910.03770.03760.0393

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

40
0.01020.00909
0.008750.01010.01010.009560.01000.008890.008930.0101450.00169
0.002100.001690.00195
0.002200.00128
0.002180.00159
0.00225
0.00291

付表 20

245

ș [°]
25
30
35
0.02100.02070.02320.02010.0201
0.02190.01910.01860.02090.02250.02080.02250.02020.01970.02220.02090.02030.02250.02010.01940.02230.01950.01920.02140.02060.02060.02180.02070.02050.0230
ș [°]
50
55
60
0.001560.000
0.003360.000860 0.000190 0.000250
0.000990 0.000120 0.000470
0.000180 0.00251 0.000860
0.000930 0.000
0.002400.000520 0.000
0.00187
0.00229 0.000610 0.00314
0.00114 0.00253 0.00173
0.00236 0.000510 0.00343
0.00197 0.00171 0.00289

図８（b）の元データ

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

0
0.01240.01250.01170.01230.01160.01160.01220.01210.01220.012050.01350.01260.01290.01300.01210.01270.01260.01300.01270.0129

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

25
0.03100.03040.02770.03060.02920.03060.03200.02920.02970.031230
0.02540.02470.02370.02600.02430.02620.02530.02340.02480.0255ș [°]100.01450.01320.01300.01410.01270.01320.01290.01340.01360.0134ș [°]35
0.02190.02170.02060.02240.02140.02270.02160.02080.02120.0217

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

ș [°]
50
55
60
0.00156 0.00258 0.000190
0.00174 0.000110 0.00138
0.00230 0.000320 0.00102
0.00198 0.00266 0.000300
0.00240 0.000230 0.00113
0.00190 0.00257 0.00265
0.00212 0.00165
0.000
0.000950 0.000280 0.000220
0.00316 0.00295 0.00271
0.00357 0.00274 0.000800

付表 21

図８（c）の元データ

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

0
0.01660.01760.01620.01700.01700.01650.01680.01720.01790.016850.01890.02000.01810.01950.01810.01960.01900.01910.01940.019615
0.01930.01910.01700.01860.01720.01850.01870.01750.01850.018620
0.03330.03260.02980.03170.02970.03190.03280.02990.03080.0322

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

25
0.03840.03620.03580.0366
0.03450.03790.03840.03690.03530.037530
0.03070.02940.02990.03060.02850.03190.03220.02920.03020.031340
0.02010.01910.01810.01920.01960.01970.01920.01820.01850.019945
0.007310.00657
0.006480.007130.00732
0.007110.00758
0.006240.00657
0.00757

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

50
0.00375
0.003310.00299
0.003700.00305
0.004170.00446
0.00287
0.00375
0.00500

55
0.001780.00265
0.00233
0.00308
0.00234
0.00265
0.002070.00256
0.00252
0.00329ș [°]100.02030.02120.01940.02060.01920.02040.02070.01960.02020.0208ș [°]35
0.02560.02510.02470.02560.02510.02690.02700.02480.02470.0265ș [°]60
0.000170
0.002020.002410.000950
0.002630.000350
0.0001100.003120.00265
0.0035415
0.0266
0.02680.0256
0.02660.02580.02750.02720.02600.02590.027420
0.0336
0.03310.03190.03290.03190.03430.03420.03280.03180.0348400.02060.01970.01930.01990.02000.02060.02030.01960.01950.021145
0.01130.01080.01070.01130.01150.01160.01200.01060.01080.0118INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7

246

付表 22

図８（d）の元データ

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

0
0.02200.02180.0201
0.02100.02110.02090.02060.02140.02170.0204

5
0.02320.02350.02260.02340.02330.02320.02350.02320.02440.0235

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

25
0.03980.03730.03900.03850.03760.03980.04040.03870.03860.039030
0.03620.03480.03550.03520.0346
0.03740.03820.03600.03630.0355

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

50
0.005810.005640.00480
0.00586
0.00503
0.006410.00680
0.00593
0.006110.0073155
0.002640.002320.00192
0.00260
0.00147
0.00265
0.00275
0.00292
0.002760.00431

付表 23

ș [°]
10
0.02520.02550.02510.02530.02570.02620.02660.02570.02650.0266
ș [°]35
0.02790.02700.02710.02750.02690.02920.02940.02810.02800.0288ș [°]60
0.002360.001770.000840
0.002070.000510
0.000760
0.000940
0.000360
0.00292
0.0033415
0.03140.03220.03170.03120.03230.03240.03340.03240.03220.032720
0.0386
0.03770.0376
0.03800.0376
0.03870.03920.03830.03820.038640
0.02260.02160.02170.0221
0.02140.02290.02280.02300.02260.0232450.01210.01200.01180.01270.01220.01250.01330.01290.01310.0135

図８（e）の元データ

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

0
0.02430.02430.02300.02340.02330.02330.02370.02380.02410.023850.0266
0.02620.02630.02650.02620.02640.02680.02700.02690.0266

case
2-1
2-2
2-3
2-4

25
0.03480.03360.03510.035030
0.03580.03540.03590.0352ș [°]100.02820.02800.02840.02820.02800.02910.02900.02920.02830.0281ș [°]35
0.03220.03200.03190.0308150.02770.02700.02790.02750.02730.02770.02820.02830.02740.027720
0.03290.03130.03300.03300.03210.03300.03320.03290.03340.033140
0.02670.02670.02610.0260450.01530.01590.01550.0164

2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

0.03380.03490.03520.03480.03630.03480.0346
0.0366
0.03660.03520.03660.0354

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

50
0.00856
0.008540.008230.01010.00825
0.00974
0.009230.01060.01050.010455
0.00394
0.00373
0.00326
0.00518
0.00268
0.004960.004630.00557
0.005120.00537

付表 24

0.03130.03300.0336
0.03140.03310.0322
ș [°]60
0.002440.000860
0.00151
0.003340.000820
0.00195
0.00187
0.002200.00273
0.003170.02620.02730.02700.02640.02780.02810.01560.01680.01620.01650.01750.0179

図８（f）の元データ

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

0
0.0221
0.02190.02250.02170.0211
0.02180.02350.02200.02230.022950.02290.02300.02320.02270.02320.02360.02470.02280.02270.0232

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

25
0.03210.03230.03240.03250.03140.03210.03270.03240.03400.031630
0.03520.03510.03470.0346
0.03460.03540.03520.03450.03590.0338

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

50
0.01270.01330.01270.01380.01330.01440.01330.01370.01480.014855
0.007190.00738
0.007240.00893
0.00698
0.00904
0.00766
0.009360.009090.00940

ș [°]100.02360.02410.02510.02420.02450.02520.02520.02390.02400.0242
ș [°]35
0.03440.03480.03420.03350.03480.03500.03500.03380.03550.0341ș [°]60
0.00361
0.003450.00355
0.00476
0.003080.005190.004130.005710.00499
0.0050015
0.02720.02680.02760.02780.02720.02770.02800.02770.02780.027120
0.02870.02840.02920.02950.02840.02950.02980.02940.03020.029040
0.03040.0316
0.03100.02900.03050.03130.03150.03020.03240.0308450.02100.02170.02100.02040.02070.02200.02120.02000.02250.0216

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7

付表 25

図９（a）の元データ

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

15
0.08220.08410.08640.08550.115
0.0832
0.09600.129
0.0899
0.100

20
0.206
0.260
0.241
0.210
0.215
0.209
0.238
0.215
0.217
0.235

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

40
0.136
0.146
0.150
0.139
0.145
0.145
0.138
0.153
0.150
0.159

45
0.08580.08880.09420.0886
0.0921
0.09350.101
0.101
0.08850.0994

付表 26

247

ș [°]
25
0.199
0.179
0.177
0.197
0.201
0.179
0.244
0.190
0.197
0.190
ș [°]
50
0.0436
0.05280.03680.03950.05400.03880.05650.05400.0376
0.0412

30
0.126
0.143
0.140
0.129
0.168
0.136
0.164
0.150
0.133
0.150

35
0.119
0.157
0.155
0.136
0.163
0.150
0.162
0.155
0.129
0.158

55
0.01190.01820.01980.01340.01810.01470.01830.01880.01880.013760
0.01810.01820.01590.01250.01860.01940.01920.01140.01940.0151

図９（b）の元データ

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

0
0.09250.121
0.08910.103
0.110
0.0965
0.107
0.107
0.111
0.115

5
0.08000.111
0.09780.0972
0.09350.107
0.09830.0953
0.0935
0.101

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

25
0.220
0.232
0.219
0.222
0.219
0.215
0.261
0.225
0.210
0.241

30
0.213
0.229
0.228
0.212
0.221
0.198
0.232
0.211
0.195
0.212

ș [°]
10
0.09830.107
0.0950
0.108
0.112
0.111
0.106
0.124
0.104
0.120
ș [°]
35
0.155
0.150
0.153
0.138
0.139
0.139
0.157
0.152
0.139
0.161

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

50
0.108
0.104
0.106
0.115
0.114
0.0982
0.103
0.122
0.106
0.107

付表 27

55
0.05580.07150.06320.06420.06270.06320.06530.06870.05840.0532

ș [°]60
0.03530.03490.02760.0281
0.04210.02850.04530.03240.02500.0269

図９（c）の元データ

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

0
0.135
0.121
0.131
0.146
0.134
0.126
0.131
0.133
0.142
0.152

5
0.164
0.135
0.142
0.148
0.150
0.137
0.144
0.151
0.152
0.168

15
0.102
0.112
0.114
0.122
0.111
0.127
0.108
0.140
0.108
0.139

20
0.158
0.182
0.156
0.185
0.165
0.171
0.182
0.186
0.175
0.174

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

25
0.239
0.242
0.226
0.232
0.228
0.233
0.230
0.247
0.215
0.244

30
0.229
0.245
0.232
0.244
0.232
0.230
0.220
0.239
0.203
0.240

40
0.140
0.149
0.144
0.129
0.152
0.142
0.151
0.149
0.128
0.189

45
0.124
0.131
0.138
0.128
0.152
0.126
0.143
0.135
0.116
0.156

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

50
0.141
0.141
0.149
0.137
0.154
0.134
0.144
0.153
0.131
0.145

55
0.102
0.0897
0.0930
0.107
0.110
0.101
0.103
0.134
0.110
0.0958

ș [°]
10
0.166
0.146
0.144
0.156
0.158
0.153
0.156
0.163
0.183
0.172
ș [°]
35
0.185
0.202
0.196
0.209
0.194
0.220
0.229
0.220
0.211
0.208
ș [°]
60
0.08140.07040.07210.07190.07940.07470.06930.07900.08480.0622

15
0.180
0.171
0.160
0.161
0.166
0.181
0.167
0.183
0.186
0.171

20
0.209
0.191
0.181
0.172
0.178
0.175
0.177
0.194
0.192
0.187

40
0.154
0.172
0.184
0.177
0.164
0.179
0.190
0.173
0.169
0.201

45
0.164
0.158
0.168
0.161
0.169
0.147
0.164
0.170
0.162
0.170

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7

248

付表 28

図９（d）の元データ

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

0
0.148
0.146
0.156
0.144
0.146
0.140
0.153
0.175
0.140
0.154

5
0.168
0.150
0.159
0.146
0.168
0.152
0.173
0.175
0.174
0.166

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

25
0.220
0.227
0.230
0.217
0.219
0.235
0.246
0.225
0.211
0.244

30
0.227
0.261
0.251
0.261
0.234
0.246
0.261
0.234
0.225
0.249

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

50
0.148
0.160
0.153
0.184
0.176
0.168
0.172
0.170
0.167
0.170

55
0.124
0.131
0.134
0.155
0.136
0.129
0.144
0.155
0.120
0.136

付表 29

図９（e）の元データ

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

0
0.166
0.150
0.172
0.159
0.177
0.158
0.168
0.186
0.152
0.148

5
0.164
0.162
0.165
0.174
0.157
0.162
0.195
0.192
0.195
0.168

case
1-1
1-2
1-3
1-4

25
0.199
0.204
0.208
0.183

30
0.222
0.211
0.212
0.224

ș [°]
10
0.153
0.155
0.155
0.164
0.174
0.165
0.173
0.176
0.174
0.175
ș [°]
35
0.204
0.220
0.225
0.228
0.201
0.226
0.221
0.211
0.208
0.248
ș [°]
60
0.08530.08800.0930
0.126
0.136
0.102
0.101
0.140
0.105
0.122

ș [°]
10
0.170
0.165
0.180
0.195
0.168
0.166
0.191
0.190
0.167
0.190
ș [°]
35
0.202
0.223
0.229
0.204

15
0.179
0.204
0.172
0.193
0.191
0.194
0.198
0.209
0.176
0.212

20
0.205
0.224
0.209
0.222
0.204
0.218
0.223
0.229
0.219
0.237

40
0.183
0.222
0.226
0.235
0.213
0.228
0.214
0.209
0.217
0.241

45
0.171
0.167
0.183
0.195
0.188
0.187
0.192
0.179
0.159
0.200

15
0.154
0.159
0.164
0.187
0.157
0.177
0.170
0.163
0.152
0.180

20
0.178
0.201
0.207
0.178
0.181
0.206
0.198
0.181
0.166
0.218

40
0.224
0.229
0.242
0.210

45
0.201
0.197
0.209
0.204

1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

0.200
0.210
0.217
0.200
0.194
0.218

0.213
0.230
0.231
0.227
0.212
0.235

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

50
0.170
0.169
0.182
0.188
0.196
0.192
0.197
0.185
0.166
0.196

55
0.143
0.144
0.148
0.175
0.172
0.145
0.168
0.159
0.153
0.150

付表 30

0.209
0.218
0.236
0.210
0.209
0.245
ș [°]
60
0.118
0.151
0.118
0.163
0.147
0.146
0.132
0.152
0.162
0.145

0.223
0.221
0.258
0.220
0.221
0.251

0.208
0.201
0.219
0.191
0.189
0.216

図９（f）の元データ

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

0
0.135
0.147
0.157
0.175
0.152
0.154
0.175
0.149
0.162
0.137

5
0.162
0.139
0.150
0.150
0.151
0.173
0.155
0.152
0.137
0.137

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

25
0.166
0.189
0.181
0.175
0.178
0.191
0.190
0.180
0.174
0.201

30
0.187
0.212
0.204
0.182
0.197
0.194
0.209
0.201
0.197
0.220

case
1-1
1-2
1-3
1-4
1-5
1-6
1-7
1-8
1-9
1-10

50
0.175
0.190
0.207
0.177
0.192
0.194
0.194
0.193
0.190
0.190

55
0.169
0.185
0.172
0.182
0.181
0.187
0.188
0.190
0.197
0.188

ș [°]
10
0.173
0.147
0.149
0.165
0.142
0.146
0.167
0.147
0.136
0.159
ș [°]
35
0.202
0.207
0.206
0.201
0.211
0.211
0.240
0.196
0.219
0.232
ș [°]
60
0.139
0.168
0.147
0.173
0.162
0.157
0.154
0.168
0.157
0.177

15
0.169
0.165
0.150
0.170
0.164
0.170
0.181
0.146
0.143
0.188

20
0.158
0.166
0.154
0.177
0.159
0.171
0.176
0.150
0.152
0.187

40
0.207
0.222
0.243
0.215
0.214
0.214
0.236
0.202
0.221
0.230

45
0.197
0.209
0.217
0.194
0.190
0.190
0.211
0.197
0.200
0.213

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7

付表 31

図 10（a）の元データ

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

15
0.155
0.115
0.109
0.106
0.111
0.109
0.134
0.116
0.110
0.105

20
0.234
0.244
0.240
0.229
0.237
0.231
0.241
0.240
0.223
0.239

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

40
0.07360.07270.08050.105
0.09860.08310.07740.06940.07240.101

450.02670.02490.02270.03520.0461
0.02190.02890.01980.03700.0377

付表 32

ș [°]
25
0.149
0.142
0.145
0.156
0.144
0.144
0.157
0.155
0.133
0.150
ș [°]
50
0.01670.01380.01660.01300.01750.01840.01630.01500.01690.0200

30
0.154
0.140
0.128
0.149
0.129
0.129
0.134
0.145
0.142
0.157

35
0.153
0.132
0.142
0.156
0.142
0.163
0.154
0.130
0.153
0.151

55
0.000
0.01220.01190.01890.000
0.000
0.01350.01730.01340.016060
0.01920.01190.01310.01570.01860.01920.01790.01760.01800.0183

図 10（b）の元データ

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

0
0.0931
0.09640.104
0.09260.105
0.09560.104
0.09530.0976
0.119

5
0.104
0.08180.0927
0.09230.100
0.09500.111
0.133
0.0971
0.108

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

25
0.213
0.198
0.185
0.209
0.191
0.198
0.220
0.197
0.190
0.217

30
0.193
0.171
0.173
0.159
0.160
0.182
0.181
0.163
0.171
0.206

ș [°]
10
0.110
0.102
0.0974
0.112
0.127
0.111
0.110
0.130
0.105
0.111
ș [°]
35
0.154
0.134
0.141
0.156
0.139
0.143
0.158
0.132
0.146
0.152

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

50
0.02920.02710.02300.04500.04320.03320.03660.02450.03140.0354249

55
0.01690.01020.01310.01830.01100.01840.01680.01230.01720.0180ș [°]60
0.01140.01580.01660.01300.01610.01840.000
0.01230.01720.0191

付表 33

図 10（c）の元データ

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

0
0.126
0.130
0.137
0.132
0.140
0.115
0.129
0.136
0.148
0.125

5
0.146
0.172
0.146
0.170
0.147
0.152
0.148
0.161
0.156
0.155

15
0.153
0.152
0.128
0.143
0.136
0.137
0.150
0.131
0.147
0.134

20
0.187
0.205
0.203
0.192
0.190
0.210
0.216
0.191
0.209
0.213

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

25
0.236
0.229
0.246
0.227
0.227
0.257
0.238
0.211
0.239
0.223

30
0.212
0.204
0.198
0.194
0.180
0.235
0.221
0.199
0.210
0.229

40
0.132
0.117
0.125
0.139
0.127
0.137
0.128
0.127
0.132
0.147

45
0.0881
0.06580.06600.07340.07850.07930.07800.05540.05420.0817

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

50
0.08330.05390.0387
0.06100.0537
0.09830.07550.0451
0.04850.082955
0.02220.01930.01980.04200.02990.02680.02200.02810.02360.0394

ș [°]
10
0.163
0.175
0.162
0.163
0.133
0.182
0.156
0.169
0.150
0.159
ș [°]
35
0.184
0.155
0.171
0.171
0.156
0.178
0.196
0.174
0.170
0.203
ș [°]
60
0.01720.01690.01800.01600.01720.01460.01130.01810.02090.0211

15
0.174
0.168
0.187
0.165
0.173
0.199
0.185
0.187
0.190
0.188

20
0.199
0.193
0.206
0.199
0.195
0.206
0.218
0.201
0.201
0.215

40
0.132
0.127
0.135
0.140
0.127
0.157
0.139
0.126
0.131
0.167

45
0.09690.08650.0858
0.101
0.103
0.115
0.09230.0897
0.0944
0.110

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 R‑7

250

付表 34

図 10（d）の元データ

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

0
0.164
0.167
0.136
0.147
0.150
0.178
0.149
0.166
0.148
0.142

5
0.160
0.154
0.164
0.156
0.164
0.181
0.175
0.179
0.164
0.170

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

25
0.263
0.236
0.232
0.236
0.218
0.237
0.243
0.220
0.252
0.225

30
0.236
0.224
0.244
0.207
0.231
0.244
0.250
0.214
0.230
0.219

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

50
0.09390.06770.0631
0.0917
0.05620.08810.08820.08020.07000.107

55
0.04000.03070.02530.05740.02490.05070.05230.0446
0.0386
0.0920

ș [°]
10
0.170
0.155
0.175
0.170
0.177
0.167
0.179
0.176
0.166
0.173
ș [°]
35
0.187
0.198
0.181
0.181
0.187
0.198
0.195
0.223
0.204
0.219
ș [°]
60
0.01810.01800.01570.03020.01470.01980.01650.01590.04050.0660

15
0.196
0.205
0.193
0.192
0.205
0.211
0.207
0.203
0.207
0.179

20
0.225
0.246
0.226
0.240
0.223
0.235
0.228
0.230
0.227
0.229

40
0.165
0.153
0.171
0.186
0.155
0.164
0.186
0.204
0.162
0.183

45
0.106
0.116
0.100
0.136
0.0963
0.113
0.132
0.129
0.117
0.138

付表 35

図 10（e）の元データ

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

0
0.178
0.175
0.167
0.170
0.154
0.169
0.170
0.171
0.186
0.150

5
0.194
0.164
0.176
0.183
0.173
0.170
0.174
0.193
0.197
0.174

case
2-1
2-2
2-3
2-4

25
0.250
0.221
0.207
0.206

30
0.244
0.238
0.224
0.210

ș [°]
10
0.187
0.185
0.181
0.181
0.197
0.194
0.194
0.186
0.207
0.175
ș [°]
35
0.214
0.201
0.203
0.186

15
0.191
0.169
0.177
0.170
0.181
0.168
0.173
0.167
0.188
0.168

20
0.218
0.200
0.203
0.193
0.207
0.191
0.209
0.204
0.209
0.197

40
0.175
0.181
0.181
0.186

45
0.123
0.127
0.133
0.152

2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

0.215
0.210
0.222
0.212
0.208
0.219

0.233
0.251
0.233
0.215
0.221
0.230

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

50
0.09580.09500.0974
0.116
0.101
0.136
0.112
0.141
0.146
0.119

55
0.06830.05830.0454
0.09790.04120.100
0.08570.117
0.07560.0857

付表 36

0.208
0.224
0.230
0.197
0.197
0.201
ș [°]
60
0.03280.02320.02380.09290.01550.05190.06340.06830.04880.0763

0.187
0.200
0.183
0.196
0.191
0.190

0.144
0.136
0.148
0.164
0.140
0.158

図 10（f）の元データ

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

0
0.142
0.152
0.183
0.149
0.144
0.150
0.156
0.149
0.158
0.162

5
0.155
0.159
0.178
0.161
0.142
0.153
0.171
0.160
0.150
0.151

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

25
0.197
0.214
0.194
0.212
0.204
0.204
0.199
0.197
0.210
0.207

30
0.233
0.214
0.199
0.213
0.223
0.225
0.215
0.212
0.230
0.199

case
2-1
2-2
2-3
2-4
2-5
2-6
2-7
2-8
2-9
2-10

50
0.105
0.118
0.113
0.126
0.140
0.138
0.108
0.147
0.132
0.134

55
0.0939
0.107
0.103
0.125
0.0825
0.121
0.106
0.123
0.120
0.105

ș [°]
10
0.166
0.162
0.159
0.157
0.173
0.175
0.171
0.157
0.160
0.160
ș [°]
35
0.214
0.208
0.195
0.188
0.221
0.238
0.209
0.210
0.209
0.216
ș [°]
60
0.06330.08090.06480.09170.04970.119
0.09120.116
0.08280.0866

15
0.174
0.185
0.194
0.182
0.194
0.195
0.172
0.183
0.180
0.163

20
0.188
0.188
0.179
0.189
0.185
0.180
0.185
0.182
0.175
0.190

40
0.196
0.193
0.188
0.175
0.185
0.206
0.202
0.195
0.202
0.187

45
0.139
0.143
0.139
0.142
0.142
0.179
0.148
0.160
0.163
0.143

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑1

251

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
Findings from Studies on Core Fuel Damage and Relocation under Severe
Accident Conditions and Future Research Challenges
西田

浩二（Koji Nishida）＊1

要約
シビアアクシデントの防止策，緩和策を検討するには，原子力プラントの特性を把握すると共に，シビアアクシデント時の現象を試験等で理解することが重要である．本論文では炉心燃料損傷及びリロケーションに関する試験と今後の課題を解説した．炉心燃料のリロケーションに及ぼす制御棒の影響を調べた試験では，ジルカロイ被覆管より先に低融点の制御棒が溶融して落下することが示されている．損傷及びリロケーションに及ぼす燃料棒のガス圧力と集合体の圧力の影響を検討した試験では，２つの損傷機構が示されている．一つは，燃料棒のガス圧力の方が大きい時に生じるバルーニングである．もう一つは集合体の圧力の方が大きい時に生じる損傷であり，比較的時間を要してから崩落が発生することが示されている．炉心燃料損傷及びリロケー
ションには被覆管の水蒸気酸化反応が影響することから，軽水炉の安全評価で用いられている水
蒸気反応速度式の導出についても調査した．また従来の知見を踏まえ今後の課題を検討した．炉内，炉外試験は，実炉より小さい径方向サイズで実施されている．径方向のスケール差を考慮す
ると共に，リロケーションの更なる現象解明に基づいた解析モデルの高度化が望まれる．
キーワード

シビアアクシデント，炉心燃料損傷，リロケーション，水蒸気酸化反応

Abstract
To consider prevention and mitigation measures for severe accidents, it is important
not only to comprehend nuclear plant performance, but also to understand the phenomena
based on ﬁndings from tests under severe accident conditions. This paper reviews the ﬁndings
from studies on core fuel damage and relocation under severe accident conditions and future
research challenges. The test results from examinations of the inﬂuence of control rods oncore fuel damage and relocation showed that the control rods melted and relocated prior to
the Zircaloy cladding. The test results from examinations of the eﬀects of fuel rod gas and fuelbundle pressures showed two mechanisms of damage. One was ballooning that occurred when
the fuel rod gas pressure was larger. The other was damage that occurred when the fuel bundle
pressure was larger, and it caused collapse during a long time. Since the steam oxidation reactionof the cladding aﬀects core fuel damage and relocation, steam reaction rate equations used in
the safety evaluation were reviewed. Furthermore, future challenges based on the ﬁndings
were discussed. In-pile and out-pile tests have been conducted at smaller radial sizes than actual
reactor cores. So the advanced analytical models taking into account the radial scale diﬀerences
and the further studies on core fuel relocation are desired.
Keywords

severe accident, core fuel damage, relocation, steam oxidation reaction

1. はじめにたが，TMI-2 事故を契機に米国，欧州を中心に SAの研究が本格的に開始され，炉心燃料損傷及びリロ

1979 年に起きた米国のスリーマイル島原子力発

ケーション（再配置）に関する試験及び SA 解析コー

電所２号機（TMI-2）事故は，シビアアクシデント

ド等の検証も進められてきた．米国では，LOCA（SA）が現実に起こることを認識させた．TMI-2 事（Loss of Coolant Accident）に関する研究に重点

故当時，SA に関する試験データベースは少なかっを シ フ ト し た が， 欧 州 で は NUGENIA（Nuclear＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑1

252

Generation Ⅱ & Ⅲ Association） の 枠 組 み の 中 でSFD（Severe Fuel Damage）試験，
米国のサンディSA 時の炉心燃料損傷及び再配置に関する試験が継ア 国 立 研 究 所 の ACRR（Annular Core Research

続されている．

Reactor） を 用 い た DF（Damaged Fuel） 試 験，

日本では 2011 年３月に福島第一原子力発電所でカナダのチョーク・リバー原子力研究所の NRU

SA が起きた．福島第一原子力発電所の事故以降，（National Research Universal）炉を用いた FLHT

国内外で SA 時の炉心燃料損傷及び再配置の研究の（Full Length Heat Transfer）試験等がある．
米国の PBF-SFD 試験の概要，試験条件について重要性が再認識されている．
日本原子力学会「シビアアクシデント」研究専門

は OECD/NEA 報 告 書（4） に 示 さ れ て い る．PBF-

委員会では，福島第一原子力発電所３号機を対象

SFD 試験では，燃料集合体を用いて４回の試験がに事故進展解析の主に熱水力に関わる課題を PIRT実施された．燃料集合体内には燃料棒が６×６正方（Phenomena Identiﬁcation Ranking Table）で検討配列されており，発熱長は短尺の約 1m である．４

し，燃料集合体の溶融開始から圧力容器内の下部プ回の試験の中，１〜２回目は未照射燃料棒を用い，レナムへの再配置の時間帯の解析結果が，圧力容器

３〜４回目は未照射燃料棒，照射燃料棒，制御棒を（1）の損傷以降の事故進展にも大きく影響すると報告用いた．試験では冷却材流量を低下させると共に，している．

出力を急上昇させて燃料集合体内で再配置を生じさ

米国では，福島第一原子力発電所の SA 解析コーせた．

ドの結果を検討し，圧力容器内での炉心燃料損傷，

SFD 試 験 に よ り 燃 料 集 合 体 の 損 傷， 再 配 置，

炉心溶融物挙動に関する知識ギャップが大きいとZry 被覆管の水蒸気酸化と水素発生，FP（Fission

（2）

報告

している．更に福島第一原子力発電所１号機を対象とした SA 解析コード MAAP と MELCORの解析結果の差異と，炉心損傷及び再配置に関連す（3）

る解析モデルについても報告している．

Products）の放出と移行に関する基本的な知見が得られた．
米国の DF（Damage Fuel）試験では４回の試験が実施された．４回目の DF-4 試験（5） では，BWR

SA の防止策，緩和策を検討するためには，PRA

燃料集合体の損傷過程が調べられた．試験体は，矩（Probabilistic Risk Assessment）等により原子力

形の Zry チャンネルボックスの内側にステンレス鋼プラントの特性を把握すると共に，SA 時の現象を被覆の B4C 制御棒を配置し，チャンネルボックス外試験等から理解することが重要である．

側に長さ約 0.5m の Zry 被覆管の燃料棒を 14 本配置

本論文では，SA 時の炉心燃料損傷及び再配置にした構造である．試験では温度及び水素発生量を計

関する炉内及び炉外試験について調査した結果を報測すると共に，燃料集合体の損傷及び再配置の状

告する．炉心燃料損傷及び再配置にはジルカロイ

況を石英ガラス窓から撮影した．DF-4 試験により，（Zry）被覆管の水蒸気酸化反応が影響することか

PWR と同様，BWR でも制御棒が燃料集合体の損傷

ら，軽水炉の安全評価で用いられている水蒸気反応

及び再配置に影響することが明らかになった．

速度式の導出についても報告する．また従来の知見を踏まえ，今後の課題について報告する．

カナダの FLHT 試験（6）では，実発熱長（約 3.7m）の Zry 被覆管の燃料棒を正方配列配置した４×４燃料集合体で４回の試験が実施された．試験では燃料

2. 炉心燃料損傷及び再配置

棒の温度，水素の発生量等を計測すると共に，燃料集合体の水位低下と Zry 被覆管の水蒸気酸化領域の2.1 炉内及び炉外試験

上下方向への進展，燃料損傷及び再配置に伴う冷却材（蒸気）の流動抵抗の増大が明らかにされた．

米国 TMI-2 事故の当時，炉心燃料損傷及び再配その他の炉心燃料損傷及び再配置に関する代置に関する試験データは少なかった．TMI-2 事故を

表 的 な 炉 内 試 験 と し て は，LOFT-FP（Loss of

契機として米国，欧州を中心に，SA の研究が本格

Fluid Test, Fission Product）試験，PHEBUS-SFD

的に開始され，炉心燃料損傷及び再配置に関する炉（Severe Fuel Damage）試験，PHEBUS-FP（Fission

内試験，炉外試験も実施された．

Product）試験，
ACRR-MP（Annular Core Research

当時の炉内試験には，米国のアイダホ国立工学

Reactor, Melt Progression）試験がある．これらの研究所の PBF（Power Burst Facility）炉を用いた試験では，炉心燃料損傷及び再配置に及ぼす試験パ

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑1

253

ラメータの感度や特定の事象を解明することを主な

UO2-ZrO2 のデブリが溶融して形成する溶融プール

目的とている．

によって溶かされて下方に移動した．
一方，
溶融プー

LOFT（Loss of Fluid Test） で は 米 国 の ア イ

ルは周囲が固化したクラストにより保持される結果

ダホ国立工学研究所の PWR 試験炉を用い，主にとなった．サンディア国立研究所は，この試験結果

LOCA 時及び異常な過渡時の試験が実施された．

に基づいてデブリベッドを多孔質物質として取り扱

LOFT 試験の特徴は，燃料集合体を９体，燃料棒をう解析モデルを開発した．

1300 本配置し，実炉の 1/30 程度の燃料棒本数であ

炉内試験は，核加熱による燃料集合体の損傷及びるが，炉心を模擬したことである．燃料集合体の有再配置を明らかにできるが，試験パラメータの制御

効発熱長は 1.68m であった．1982 年からは OECD/が難しく，放射線の防護も必要となる．一方，炉外（7）

試験ではヒータロッドに設けた電気ヒータで反応熱

NEA 傘下で８回の試験が実施された．

その中，最後の２回は燃料棒を損傷させて FP のを模擬しており，燃料集合体の発熱量の制御，温度移行を解明するための LOFT-FP 試験が実施されの計測が比較的容易で，試験パラメータを変えた多た．LOFT-FP 試験では，中央に配置する燃料集合くの試験が実施できる．また放射線の防護の必要も体の周囲に断熱材を設置して放熱を抑制し，燃料集ないので，試験中及び試験後の観察が容易である．

合体を損傷させた．LOFT 試験では，LOCA から

炉外試験としては，ドイツのカールスルーエ原

SA までの挙動を系統的に検討できるデータを取得

子力研究所（現，カールスルーエ工学研究所）のした．LOFT の成果については，日本原子力研究所

NIELS 試験，CORA 試験，QUENCH 試験等がある．

の LOCA 研究委員会・LOFT 専門部会でまとめら

NIELS 試験は 1982 年から 1986 年まで実施され，

（8）

れている

試験条件等は OECD/NEA 報告書（4） に示されてい．

フ ラ ン ス の 原 子 力・ 代 替 エ ネ ル ギ ー 庁 のる．NIELS 試験では，単一ヒータロッド（模擬燃

PHEBUS-SFD（Sever Fuel Damage）試験（1986-

料棒）に蒸気を供給する ESSI 試験，水素の影響を1989 年 ），PHEBUS-FP 試 験 で は， 発 熱 長 約 1m の調べた ESA 試験，３×３燃料棒配列の燃料集合体

燃料棒を５×５正方配列した燃料集合体が用いられ（制御棒含まず）での ESBU 試験，PWR 制御棒を含た．

む ABS 試験が実施された．模擬燃料棒は Zry 被覆

PHEBUS-SFD 試験の条件は OECD/NEA の報告

管内に環状の UO2 ペレット，中心部にタングステン（4）に示されている．試験では，被覆管の水蒸気

ヒータロッドを設けた構造で，タングステンヒータ

酸化と水素発生，被覆管と燃料ペレットの化学反応

ロッドを加熱することで Zry 被覆管，UO2 ペレット等の挙動が明らかになった．

を損傷及び再配置させた．NIELS 試験では，模擬書

PHEBUS-FP 試 験（9） で は， 燃 料 棒 及 び 制 御 棒

燃料棒又は模擬燃料集合体の損傷及び再配置に及ぼ（Ag-In-Cd 又は B4C）を配置した燃料集合体を用い，す加熱速度，最高温度，制御棒の有無等の影響が調

燃料集合体の損傷及び再配置と共に，FP の放出，べられた．

移行，格納容器内での付着等に関する挙動が明らか

NIELS 試験の中の ESSI 試験（11） では，模擬燃料
棒の Zry 被覆管温度を約 2200℃まで加熱し，試験になった．
米国のサンディア国立研究所の ACRR-MP 試験（4）後の損傷及び再配置の写真が示された．模擬燃料棒，試の加熱速度が大きい時には，Zry 被覆管の融点（約験結果は杉本ら（10）により紹介されている．ACRR-

1850℃）を超えると被覆管は流下すると共に，環状MP 試験では２回の試験が実施された．TMI-2 事故の UO2 ペレットが落下する結果が示された．一方，では，再配置したデブリが崩壊熱のために再溶融

加熱速度が小さい時には，Zry が水蒸気酸化し，融し，下部ヘッドに移動したことが明らかになってい点の高いジルコニア（融点約 2700℃）に変化する

る．ACRR-MP 試験では，この挙動を明らかにするために比較的燃料棒が元の形状を維持できることがため，燃料集合体の上部に人工の溶融固化物（ク

示された．

（1989-1992 年）の条件は OECD/NEA 報告書ラスト）を作り，その上に UO2-ZrO2 のデブリを乗CORA 試験では，PWR（12），BWR（13），VVER（14）せて加熱し，溶融の過程を調べた．２回目に実施を対象に燃料集合体の損傷に及ぼすクエンチ速度，

した ACRR-MP-2 試験では，制御棒及び金属構造物

加熱速度，蒸気流量，被覆管の酸化割合の影響が調からなる金属クラストを用いた．金属クラストはべられた．PWR，BWR，VVER を対象とした燃料

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑1254

集合体の構造は異なる．PWRを対象とした燃料集ไᚚᲬࡢᙳ㡪
合体（模擬燃料棒の発熱長は約1m）では，16 本のไᚚᲬࡢᙳ㡪
模擬燃料棒，８本の非加熱棒，１本の制御棒（集合体中央に配置）が設けられていた．
,
では，燃料集合体が比較的
QUENCH 試験（15）（16）

大きく損傷していない状況を想定し，主に再冠水の影響が調べられた．燃料集合体には，模擬燃料棒，
模擬制御棒案内管，非加熱棒が計 21 本程度配置された．模擬燃料棒の発熱長は約 1m である．主な試験パラメータは，模擬燃料棒の加熱速度，被覆管の酸化の程度，再冠水速度及びクエンチ開始時の被覆
管温度である．QUENCH 試験は現在でも継続されている試験である．
炉心燃料損傷及び再配置に対しては金属構造物と

図１

SFD1-4 試験部の横断面（21）

図２

SFD1-4 試験部の縦断面（21）水蒸気酸化反応，特に Zry- 水蒸気酸化反応による被覆管の発熱及び水素発生が影響する．
水 蒸 気 酸 化 反 応 に 関 し て は，Baker-Just（17），Urbanic-Heidrick （18），Prater-Courtright （19），
Cathcart（20）等，多くの試験結果及び水蒸気酸化反応速度式が報告されている．
本章では，PWR 燃料集合体の燃料損傷及び再配置に対する制御棒の影響を検討した SFD1-4 試験，
実発熱長で燃料損傷及び再配置に及ぼす燃料棒圧力とシステム圧力の影響を検討した FLHT 試験について紹介する．更に，軽水炉の安全性評価のために広く使われている Baker-Just（17）の試験及び水蒸気
酸化反応速度式の導出法について報告する．

2.2 制御棒の影響
燃料集合体は，燃料棒，制御棒，制御棒案内管，
燃料スペーサ等で構成される．燃料再配置に対す（21）

温度を測定するための熱電対が被覆管の内面と燃料で検討された．

棒の中央に取付けられている．制御棒案内管の外径SFD1-4 試験の特徴は，PWR の小破断 LOCA に相当

は 12.24mm，内径は 11.43mm である．制御棒の外する圧力約 7MPa で，制御棒の融点以上に加熱して径は 9.7mm であり，４本の制御棒のうち，１本の溶融させて再配置させる一方で，燃料棒の再配置を

制御棒にも熱電対が設けられている．

る制御棒の影響は SFD 1-4 試験

ある程度抑制した加熱条件を設定したことである．

燃 料 集 合 体 は 酸 化 ジ ル コ ニ ウ ム（ZrO2） 断 熱

SFD1-4 試験部の横断面を図１，縦断面を図２に材で囲われ，熱損失が最小化されている．断熱材

示す．試験部の中央部には燃料集合体を配置しては Zry ライナーと Zry サドルで挟み込まれた厚さいる．燃料集合体は 28 本の Zry 被覆管の燃料棒，

7.6mm の ZrO2 高密度繊維で構成される．断熱材の４本の Zry 案内管内の制御棒（ステンレス鋼被覆，領域はアルゴンガスで加圧されている．ZrO2 断熱

Ag-In-Cd 制御材）及び Zry ライナーを有する．燃材の外壁には温度を測定するための熱電対が設けら

料 棒 ピ ッ チ は 12.75mm で あ る． 燃 料 棒 の う ち 26

れている．

本は外径 9.5mm の照射燃料棒であり，２本は外径

内側シュラウドが Zry サドルを取り囲み，その外9.63mm の未照射燃料棒である．未照射燃料棒には，側に外側シュラウドが配置され，圧力境界を形成す

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑1

255

る．内側と外側のシュラウドのギャップはヘリウムガスにより 0.49MPa に加圧されている．外側シュラ
ウドの更に外側にはバイパス流領域があり，Zry 管の外側は下降流，内側は上昇流になっている．燃料
集合体の冷却材はバイパス領域に設けた４個の入口
流入管を経て集合体の入口部から供給される．
照射燃料棒及び未照射燃料棒の発熱長はそれぞれ
1.0m 及び 0.914m であり，発熱長上端は同じ位置である．制御材の長さは 0.957m である．インコネル
製の燃料スペーサは軸方向に３個配置されている．
試験中に燃料集合体内で発生する FP 及び水素は蒸気と共に流出ラインに至る．上部のプレナム領

図４

被覆管の内面及び断熱材の外面の温度変化（21）域には，FP 付着量を計測するための付着棒があり，図中には示されていないが，流出ラインに水素流量の計測器が設けられている．

断熱材の外面の温度も燃料集合体の出力の増大に伴い上昇し，燃料集合体での Zry- 水蒸気酸化反応

試験は PWR の小破断 LOCA に相当する約 7MPaが顕著になる約 2000s 近くで急激に上昇する．燃料の圧力条件で実施し，燃料集合体の出力を図３に示

集合体の出力が約 2600s から低減され，約 3200s です様に急激に増大し，約 220s の間，約 27kW で維は 1kW まで下げられるため，断熱材の外面の温度持し，その後約 1kW まで急激に減少させて燃料集も時間と共に低下する．断熱材の外面の温度は被覆合体の損傷及び再配置を終わらせる．試験時には燃管の熱電対が損傷する時刻以降も得られており，解料集合体に冷却材が供給されているが，燃料集合体

析等で燃料集合体での事象進展を検討する上で貴重の水位は初期の 0.28m から低下して 2400s で 0m まな試験データである．

で低下し，その後，水位の回復は見られていない．

試験後に測定された流路面積の軸方向分布を図５に示す．燃料集合体の発熱部は高さ０〜 1.0m の領域であり，初期の流路面積は一点鎖線で示す 34cm2である．試験後の流路面積は高さ 0.4m より上部では初期より大きく，高さ 0.4m より下部では小さくなっている．

図３

燃料集合体の出力（21）

Zry 被覆管の内面及び ZrO2 断熱材の外面の温度の時間変化を図４に示す．パラメータは燃料集合体の下端からの高さである．燃料集合体の出力（図３参照）の急激な増大により，被覆管の内面の温度は

図５

流路面積の軸方向分布（21）上昇し，Zry - 水蒸気酸化反応による発熱を伴って急激に温度が上昇し，2000s 近くになると 2000K 近

試験後に各断面の写真撮影と材料分析も実施されくまで達する．その後，熱電対が損傷するために信ており，燃料集合体の損傷の状況について考察して号が失われる．燃料集合体の下端に近い高さ 0.39m

いる．

での被覆管の内面の温度は，他の高さの温度より若最上端の測定点の 0.85m では，流路面積が 47cm2

干低いが，Zry- 水蒸気酸化反応が顕著になると，そまで増大している．これは主に Zry 被覆管，制御棒，の差は小さくなる．

Zry 制御棒案内管が溶融して落下したことと，UO2⇞ᩱᲬෆእᅽຊᕪࡢᙳ㡪
INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑1

256の一部が落下したことによる．

Heat Transfer）試験（6）で検討された．試験は４回

高さ0.25m の流路面積は11cm2 まで減少している．

実施され，その中で燃料集合体の損傷及び再配置の制御棒は溶融して落下するが，集合体の上部から金機構が異なる FLHT-2 と FLHT-5 試験時の主なパラ属，セラミック材料の溶融物が落下して堆積するこ

メータを表１に示す．試験は，燃料集合体の出力をとにより，流路面積が小さくなっている．

ほぼ固定し，冷却材流量を 1.2g/s 〜 1.4g/s まで低下

この位置での Zry 被覆管の外表面は酸化して融点させて燃料棒の損傷を生じさせた．燃料集合体の水の高い ZrO2 に変化して比較的元の形状を維持して位は 0.76 〜 0.9m まで低下し，燃料集合体の最高被おり，その後に上部から溶融物が落下している．本覆管温度は 2500 〜 2600K に達する．

試験では冷却材の流量が少なく，水蒸気酸化反応に使われる酸素が集合体の下方での ZrO2 への変化

表１

FLHT 試験での主なパラメータ（6）に消費される．そのため，上部では Zry 被覆管がZrO2 に変化することなく溶融してこの様な結果になったと考えられる．
高さ 0.08m の位置における流路面積は 5cm2 まで減少している．この位置には燃料集合体の最下端の燃料スペーサがあり，制御材，Zry 及び若干のステ
ンレス鋼の溶融物が燃料スペーサに捕獲され，流路面積が小さくなっている．
最下端の燃料スペーサ位置は燃料集合体の下端に近く，軸方向の相対出力は小さい．更に水位近くにFLHT 試験部の横断面を図６に示す．試験部の位置することで，蒸気による冷却効果もあり，燃料中央部には，燃料棒ピッチ 13mm で正方配列されスペーサは溶融せずに溶融金属等を捕獲したと考えた４×４燃料集合体を配置している．燃料集合体

る．最下端の燃料スペーサで捕獲されなかった制御は，12 本の 17 × 17PWR 用の燃料棒と，厚さ 0.8mm

棒等は更に落下し，非加熱部で固化して高さ -0.09mの Zry ライナーから構成されている．その外側には2での流路面積は 19cm に減少している．

SFD1-4 試験と同様に断熱材，サドル，内側シュラ

制 御 棒 を 備 え た 発 熱 長 約 1m の 燃 料 集 合 体 のウド，及び圧力境界である外側シュラウドが設けらSFD1-4 試 験 で は， 小 破 断 LOCA に 相 当 す る 約

れている．
外側シュラウドの健全性を維持するため，

7MPa の圧力条件，かつ冷却材流量が少ない酸素欠

圧力管内にバイパス冷却水を下方から上方に流して乏条件で，燃料集合体内での再配置が検討された．

いる．燃料棒ガスの圧力は圧力センサで計測し，燃試験では 0.4m より下方で落下物により流路面積が料棒被覆管の損傷を検出している．また Zry 被覆管

減少し，0.4m より上方で増大した．融点の低い制及び Zry ライナーには熱電対が軸方向に複数取付け

御棒が溶融し，一部が最下端の燃料スペーサ付近でられ，試験時の温度を計測している．また，差圧計捕獲された．Zry 被覆管は水蒸気酸化反応により下が燃料集合体の初期の水頭及び試験中の燃料損傷及方では融点の高い ZrO2 になり比較的被覆管の形状

び再配置による流動抵抗の変化を検出するため設けを保っており，上方の酸素欠乏域の UO2 燃料ペレッ
トの一部，Zry 被覆管，制御棒及び Zry 制御棒案内管が溶融して落下した．

2.3 燃料棒内外圧力差の影響
実 発 熱 長（ 約 3.7m） の Zry 被 覆 管 の 燃 料 棒 を⇞ᩱᲬෆእᅽຊᕪࡢᙳ㡪
４×４正方配置にし，燃料棒内外圧力差が燃料集合体の損傷に及ぼす影響について，カナダのチョーク・リバー原子力研究所の NRU（National
Research Universal） 炉 で の FLHT（Full Length

図６

FLHT 試験部の横断面（6）INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑1

257られている．
FLHT-2 試験における燃料棒のガス圧力と最高被覆管温度（燃料集合体内の測定点の中で最も高い
被覆管温度）の時間変化を図７に示す．本試験は燃料棒のガス圧力（2.3MPa）が燃料集合体の圧力（1.4MPa）より高い試験条件である．冷却材流量の減少により，最高被覆管温度は上昇し，それに伴って燃料棒のガス圧力も上昇する．燃料棒のガス圧力
は 400s 近くになると減少し始め，約 420s で集合体の圧力まで急激に低下し，その後はほぼ一定の値を維持している．その時の燃料集合体内の最高被覆管
温度は約 1300K であり，燃料棒のガス圧力により被覆管が内面から加圧され，バルーニングで被覆管

図８（6）
燃料集合体の水位と水頭の時間変化（FLHT-2）が損傷して燃料集合体の圧力まで減少したと考えられる．

FLHT-5 試験における燃料棒のガス圧力と最高被覆管温度の時間変化を図９に示す．本試験は燃料棒のガス圧力が燃料集合体の圧力より低い試験条件である．

図７

燃料棒のガス圧力と最高被覆管温度の時間変化（6）（FLHT-2）

一方，最高被覆管温度は燃料棒のガス圧力が急激に低下する 420s 以降も上昇し，ジルカロイ - 水蒸気反応が顕著になる1500K を過ぎると急激に上昇して最高で 2600K に達している．

図９

燃料棒のガス圧力と最高被覆管温度の時間変化（6）（FLHT-5）

燃料集合体内の最高被覆管温度の上昇に伴って，その時の熱電対の示度から求めた水位と差圧計で燃料棒のガス圧力は上昇し，約 745s でガス圧力が求めた水頭の時間変化を図８に示す．図中には燃料急激に上昇して集合体の圧力に相当する 1.3MPa ま

棒のガス圧力が急激に低下する時刻（約 420s）をで達している．

矢印で示している．
冷却材流量の低下に伴って熱電対の示度から求めた水位は 800s では 0.9m 近くまで低下する．一方，

この時の最高被覆管温度は，熱電対が損傷したために示されていないが，2500K 以上に達したと推定される．

差圧計で求めた水頭は燃料棒のガス圧力が低下し始

燃料集合体内の水位及び水頭の時間変化を図 10

める 400s 近くから増加する傾向が見られ，600s をに示す．図中には燃料棒のガス圧力が急激に高く過ぎるとほぼ一定値を示している．差圧計で計測しなった時刻を矢印で示している．

た水頭は，水の位置損失と流動損失の和であること

熱電対の示度で求めた水位及び差圧計で求めた水から，被覆管のバルーニングにより流動抵抗が増大

頭共に，被覆管が損傷した時刻以降（図中に矢印でし，水頭が増大したと考えられる．

示す）も低下し，水位は約 1250s でほぼ一定値に達INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑1

258

して Zr 線を加熱，溶融させた．試験では常温水と高圧水試験用の反応セル（最大圧力 10.35MP，温度315℃）を用いた．試験後の Zr 線は金属粒子になっており，質量，平均粒径を調べると共に，発生した水素を回収して金属の水蒸気酸化反応率（水蒸気酸化した Zry の比率）を求めた．また，Zry-3 の水蒸気酸化反応率も検討され，Zr と Zry-3 で大きな差がないことが確認された．
試験後の考察で，Zr 細線の水蒸気酸化反応率は金属粒子の平均粒径に依存することが示された．
Baker-Just は金属粒子の温度は直接測定していない
11 Zr 融点の金属粒子
が，水蒸気酸化反応で発熱する
図 10

（6）
燃料集合体の水位と水頭の時間変化（FLHT-5）から水蒸気膜を介しての除熱と水蒸気酸化反応を考慮した図 11 の評価モデルを考えた．

している．一方，水頭は約 1000s から増大し，一次的には減少するものの，水位がほぼ一定の時間においても，徐々に増大している．差圧計で計測した水頭は，水の位置損失と流動損失の和であり，燃料集合体の損傷後，徐々に崩落が生じ，燃料集合体の流動抵抗が大きくなるためと考えられる．
FLHT 試験では，燃料集合体の損傷には２つのメカニズムがあることが示されている．一つは燃料棒のガス圧力が燃料集合体の圧力より大きい時に起きるバルーニングである．本試験での Zry 被覆管のバルーニングは約 1300K で生じ，Zry- 水蒸気酸化反応

図 11

Baker-Just の評価モデル（17）がその後に発生している．もう一つは燃料棒のガス

金属粒子は水蒸気酸化反応で発熱し，膜沸騰伝熱

圧力が燃料集合体の圧力より小さい時に起きる損傷と輻射伝熱で除熱され，金属粒子の固化率と温度がである．この時，燃料集合体の損傷は約 2500K で

時間と共に変化する．水蒸気は金属粒子の酸化反応発生していると推定されており，損傷が起きても直に使われるが，酸化反応時に発生する水素によりぐに燃料集合体の流動抵抗が増大するのではなく，水蒸気の移行が妨げられ，酸化反応が抑制される．

比較的時間を要してから燃料集合体での崩落が発生

Baker-Just はこの時の水蒸気反応が初期には拡散則する．

に支配され，その後は放物線則に支配されるとする
水蒸気酸化反応を仮定した．

2.4 ジルカロイ - 水蒸気酸化反応

Baker-Just の評価モデルで求めた金属粒子の温度，水蒸気酸化反応速度，酸化反応率の時間変化の燃料集合体の損傷及び再配置は被覆管の Zry- 水

計算値を図 12 に示す．評価条件は，金属粒子の初蒸気酸化反応により影響を受ける場合がある．
現在，期温度が融点（1852℃），金属粒子径が 2.1mm であ（17）

軽水炉の安全性評価のために Baker-Just 式が広く使われているが，彼らの試験及び酸化反応速度式

る．また，水素が存在する時の蒸気膜中の蒸気の分圧が全圧に等しいと仮定している．

の導出についての解説は少ない．本論文では，試験

金属粒子の温度は，水蒸気酸化反応熱により約及び彼らが構築した伝熱と化学反応を連立させた評

0.6s までは初期の Zr 融点を維持し，酸化反応熱の価モデルを中心に紹介する．

減少に伴って低下する．水蒸気酸化は実線で示す様

Baker-Just は，Zr 細 線（ 長 さ 1in， 直 径 30mil，に，初期には拡散則による反応に支配され，途中か

60mil）を脱気した水中に設置し，コンデンサに蓄らは放物線則の反応に支配され，金属粒子の温度がえた電気エネルギーを短時間（0.3ms 程度）で供給

融点より下がると，更に低下する結果となっていINSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑1

259

験データを用い，Baker-Just が評価した水蒸気反応
速度定数も示している．Baker-Just は彼らの Zr の融点（1852℃），及び Bostrom（22），Lemmon（23） の温度をパラメータにした水蒸気反応速度定数より，
図中の実線で示す水蒸気速度反応速度定数 k の評価式を導出した．
 ൌ ͵͵Ǥ͵ ൈ ͳͲ ήെ（1）

ここで R はガス定数，T は反応温度（K）である．
単位面積当たりの水蒸気酸化反応を行う Zr の質
量 w（mg/cm2）は反応が放物線則に従うとすると，水蒸気酸化反応速度定数と反応時間には次式の関係
がある．
ൌ

（2）

こ こ で，k は 水 蒸 気 酸 化 反 応 速 度 定 数（mg2/，t は反応時間（s）である．結局，本計算手
cm4s）法で求めた単位面積当たりの水蒸気酸化反応を行う，反応温
Zr の質量 w（mg/cm2）は，反応時間（s）
図 12

温度，反応速度及び反応率の時間変化の計算値（17）る．その結果，Zr の反応率は時間と共に大きくなり，
金属粒子の温度が融点より低下すると小さくなり，
1.4s では反応率が９％に漸近する．

ൌ ͵͵Ǥ͵ ൈ ͳͲ

ή

െ

（3）

本論文では，軽水炉の安全性評価のために広く使われている Baker-Just 式の試験と酸化反応速度式

Baker-Just は，Zr 融 点 で の デ ー タ と， 水 中 の（22）度（K）を用いて次式で表すことができる．

の導出過程を紹介した．Baker-Just は彼らの Zr ののデータ及び蒸気中で得融点での試験データで水蒸気酸化反応評価モデルをのデータを用いて，水蒸気反応速度

構 築 し，Bostrom（22），Lemmon（23） の 水 蒸 気 酸 化

定数の温度依存性を検討した．評価結果を図 13 に反応の温度依存性を考慮して水蒸気酸化反応式を構示す．図中の一点鎖線上のデータが Baker-Just の築した．Baker-Just 式はその後の Zry の水蒸気反応

評価モデルで求めた水蒸気酸化反応速度定数であに関する研究から，水蒸気反応速度定数を大きく，

Zry-2 で得た Bostrom（23）

た Lemmon（22）

る．ま た 図 中 に は Bostrom（23），Lemmonの試௒ᚋࡢㄢ㢟

水素の発生量を保守側に評価する結果が示されている．

3. 今後の課題
燃料集合体の損傷及び再配置に関わる炉内，炉外試験は実機の炉心と比較して小さな径方向サイズで実施されている．実機の炉心では，炉心の一部から再配置が生じ，炉心径方向に冷却材の流量配分が生じ，炉心燃料の再配置に影響を与える可能性がある．
福島第一原子力発電所１号機を対象に，SA 解析
コード MAAP5 と MELCOR の解析結果の違いと，
炉心損傷及び再配置に関連する解析モデルが報告（3）された．MAAP5 では，TMI-2 事故での実機炉心の
図 13

（17）

反応速度定数と反応温度との関係

溶融領域を再現できる解析モデルを構築している．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑1

260

一方，MELCOR の解析モデルは，炉内試験である（24）

VERCORS 試験

う一つは燃料棒のガス圧力が燃料集合体の圧の結果に基づいて解析モデルが力より低い時に起きる損傷である．この時，開発されている．福島第一原子力発電所１号機の解燃料集合体の損傷は約2500K で発生している

析結果の比較では，MELCOR は MAAP5 よりも溶と推定されており，その後，比較的時間を要融領域が径方向に拡がらない．また，粒子状デブリ

してから崩落が発生する．

の最小径を仮定しており，MAAP5 よりも金属との（3）軽 水 炉 の 安 全 評 価 で 広 く 用 い ら れ て い る

水蒸気酸化反応が促進されている．

Baker-Just 式は，自らの試験及び伝熱と化学

本論文で紹介した様に，SA 時の炉心燃料の損傷

反応に関する考察に基づいて構築した評価モ

及び再配置に関して多くの試験結果の報告がある．

デルと，その当時まで得られていた他の研究

また欧州では炉外試験である QUENCH 試験も現者のデータを用い，水蒸気酸化反応の温度依

在でも継続されている．近年は SA 解析コード等の存性を考慮して開発した水蒸気酸化反応式で解析技術も進歩しており，炉内，炉外試験データ，

ある．

TMI-2，福島第一原子力発電所の実機の事故時デー（4）従来の知見を踏まえ今後の課題を検討した．

タを用い，径方向の冷却材の流量配分及び溶融領域

炉内，炉外試験は，実炉より小さい径方向サの拡がりを解明して，SA 時の実機炉心燃料の解析

イズで実施されている．径方向の冷却材のモデルを高度化することが望まれる．また，炉心燃流量配分及び溶融領域の拡がりを解明して，料の再配置時の更なる現象解明に基づいた，解析モ

SA 時の実機炉心燃料の解析モデルを高度化

デルの高度化が望まれる．

することが望まれる．また，炉心燃料の再配置時の更なる現象解明に基づく解析モデルの

4. まとめ
本論文では，SA 時の炉心燃料損傷及び再配置に高度化が望まれる．

文

献関する炉内及び炉外試験について調査した結果を報告した．炉心燃料損傷及び再配置には被覆管の水蒸（1） 日本原子力学会「シビアアクシデント評価」研

気酸化反応が影響することから，軽水炉の安全評価究専門委員会 , シビアアクシデント評価に関で用いられている水蒸気反応速度式の導出についてする研究報告書 , 平成 26 年 11 月 .

も調査した．また従来の知見を踏まえ今後の課題について解説した．主な知見と課題を以下に示す．

（2） Edited by Famer, M., Reactor Safety Gap
Evaluation of Accident Tolerant Components
and Severe Accident Analysis, ANL/NE-（1）制 御 棒 を 備 え た SFD1-4 試 験 で， 小 破 断15/4（2015）．

LOCA に相当する約 7MPa の圧力条件，かつ（3） Wachowiak, R., Modular Accident Analysis

冷却材流量が少ない酸素欠乏条件で，燃料集Program（MAAP）- MELCOR Crosswalk,合体内の再配置が調べられた．燃料集合体のPhase 1 Study, EPRI 3002004449（2014）．

下方で落下物により流路面積が減少し，上方（4） Trambauer, K., Haste, T. J., Adroguer, B.,

で増大する．融点の低い制御棒が先に溶融しHozer, Z., Magallon, D. and Zurita, A., In-

た．ジルカロイ被覆管は水蒸気酸化反応にVessel Core Degradation Code Validation

より下方では融点の高い酸化ジルコニウムにMatrix, Update 1996-1999, NEA/CSNI/R

なり比較的元の形状を維持しており，上方の（2000）21（2001）．

酸素欠乏領域で酸化ウラン燃料ペレットの一（5） Gauntt, R. O., Gasser, R. D., Result of the部，ジルカロイ被覆管，制御棒及びジルカロ

DF-4 BWR Control Blade-Channel Box Test,

イ制御棒案内管が溶融して下方に落下する．

SAND90-2716C（1990）．

（2）燃料集合体の損傷及び再配置には２つのメカ（6） Lombardo, N. J., Lanning, D. D., and Panisko,

ニズムがあることが FLHT 試験で示された．

F. E., Full-Length Fuel Rod Behavior under

一つは燃料棒のガス圧力が燃料集合体の圧力

Severe Accident Conditions, NUREG/CR-

より高い時に起きるバルーニングである．も5876（1992）．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑1

261（7） Fell, J., and Modro, S. M., An Account of thestrongly oxidized Zircarloy-4 and HafniumOECD LOFT Project, OECD LOFT-T-3907

claddings filled with（1） segmented pellet（1990）．

simulators, NUSAFE 3572（2018）．

（8） 日本原子力研究所 , LOCA 研究委員会・LOFT（17） Baker, L. Jr., and Just, L. C., Study of Metal-

専門部会 , OECD LOFT 計画の成果 , 原子力

Water Reactions at High Temperatures, Ⅲ .

学会誌 , Vol.33, No.12（1991）．

Experimental and Theoretical Studies of the（9） IRSN, The PHEBUS FP Program,

Zirconium-Water Reaction, ANL-6548（1962）．

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organisation/Research-programmes/

Temperature Oxidation of Zircaloy-2 and

PHEBUS-PF/Pages/Severe-accident-

Zircaloy-4 in Steam, Journal of Nuclear

research-programme-PHEBUS-FP-3455.aspx

Materials 75（1978）．

（10） 杉 本 純 , 橋 本 和 一 郎 , 山 野 憲 洋 , 日 高 昭 秀 ,（19） Prater, J. T., and Courtright, E. L., Properties

丸山結 , 上塚寛 , 更田豊志 , 中村武彦 , 早田邦

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Temperatures, NUREG/CR-4891（1987）．

する CSARP 計画の成果 , 日本原子力学会誌 ,Vol.39, No.2（1997）．

（20） Cathcart, J. V., Pawel., R. E., McKee, R. A.,
Druschel, R. E., Yurek, G. J., Compbell, J.

（11） Hagen, S., Kapulla, H, Malauschek, H.,

J., and Jury, S. H., Zirconium Metal-Water

Wallenfels, K. P., and Buescher, K. P.,

Oxidation Kinetics Ⅳ , Reaction Rate Studies,

Temperature Escalation in PWR Fuel

ORNL/NUREG-17（1977）．

Rod Simulators due to the Zircaloy/Steam（21） Petti, D. A., Martinson, Z. R., Hobbins, R. R.,

Reaction: ESSI-4 to ESSI-11 Test Results

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Report, KfK 3557（1985）．

Hartwell, J. K., Vinjamuri, K., and Seifken,（12） Hagen, S., Malauschek, H., Peck, S. O.,

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Wallenfels, K. P., Temperature Escalation in

Fuel Damage Test 1-4 Test Results Report,

PWR Fuel Rod simulator Bundles due to the

NUREG/CR-5163（1989）．

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（22） Bostrom, W. A., The High Temperature（13） Hagen, S., Hofmann, P., Noack, V., Sepold, L.,

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Schanz, G., Schumacher, G., Large Bundle
BWR Test CORA-18: Test Results, FZKA6031（1998）．
（14） Hagen, S., Hofmann, P., Noack, V., Schanz,G.,（1954）．
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High Temperatures, BMI-1154（1957）．

Schumacher, G., Sepold, L., Behavior（24） Pontillon, Y., Malgouyres, P. P., Ducros, G.,of a VVER-1000 Fuel Element with Boron

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Carbide/Steel Absorber Tested underM., Lessons learnt from VERCORS tests.

Severe Fuel Damage Conditions in the

Study of the active role played by UO2-ZrO2-CORA Facility（CORA-W2）, KfK-5363

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QUENCH-DEBRIS（QUENCH-17）test with

Volume 344, pp. 265-273（2005）．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑2

262

ダイナミック PRA に関する研究のレビュー
A Review of Studies on Dynamic Probabilistic Risk Assessment
楠木貴世志（Takayoshi Kusunoki）＊1
中村高木俊弥（Toshiya Takaki）＊1

晶（Akira Nakamura）＊1

要約
本報はダイナミック PRA に関する研究のレビューである．近年，福島第一原子力発電所事故に鑑み，複数基ユニットのリスク評価の重要性が改めて認識されてきている．しかしながら，従来の日本における確率論的リスク評価（PRA：Probabilistic Risk Assessment）は単一のユニットを対象としており，複数基ユニットの PRA（マルチユニット PRA）については適用範囲外で，今後の課題とされている．マルチユニット PRA を実施するためには，時間依存性や各事象の相互依存性を考慮できるダイナミック PRA，ひいては動的に事象進展解析を行う手法が必要である．
これまでダイナミック PRA については，多くの研究が行われており，様々な手法が提案されている．しかしながら，これまでの研究では実機適用できるダイナミック PRA 手法はまだ確立されていない．そこで本報では，これまでのダイナミック PRA 手法に関する研究を整理して，実機に適用できるダイナミック PRA 手法，及び，動的に事象進展解析を行う手法の開発のために解決すべき課題を抽出することとした．
キーワード

PRA，ダイナミック PRA，ダイナミックイベントツリー , 人間信頼性解析

Abstract
This paper reviews studies on dynamic probabilistic risk assessment（PRA）. In
recent years, the importance of risk assessment of multiple units has been recognized once again
due to the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. However, the existing PRA
is targeted to a single unit and it has been considered that multi-unit PRA is outside the scopeof application in Japan. In order to implement multi-unit PRA, dynamic PRA and thus dynamic
event progress analysis methods that can consider time dependency and interdependenceof each event are needed. Many studies have been conducted on dynamic PRA, and various
methods have been proposed. However, no dynamic PRA method applicable to actual plants has
been established in previous studies. In this paper, therefore, we have reviewed the previous
studies on dynamic PRA and extracted the issues to be solved for developing dynamic PRA andthe dynamic event progress analysis methods applicable to actual plants.
Keywords

PRA, dynamic PRA, dynamic event tree, human reliability analysis

1. はじめに

般的に ET 手法を用いている現在の日本の PRA では単一のユニットを対象としており，複数基ユニッ

近年，福島第一原子力発電所事故に鑑み，複数基トの PRA（以下，「マルチユニット PRA」という）ユニットのリスク評価の重要性が改めて認識されてについては適用範囲外とされており，今後の課題ときている．原子力プラントを対象とした確率論的リされている．

スク評価（以下，「PRA」という）においては，事一方，マルチユニット PRA においては，時間依故シナリオの定量化のためにイベントツリー（以下，

存性や各事象の相互依存性を考慮する必要があり，「ET」という）手法が一般的に用いられている．従事故シナリオは無数のシーケンスに分岐するため，

来の ET 手法では時間依存性を考慮せず，発生する

従来の ET 手法では様々なシナリオの定量化を行

事象（ヘディング）の順序が事象進展等のヘディン

うことが困難である．そのため，マルチユニット

グ間の相関を考慮して一義的に決定されている．一

PRA を実施するためには，時間依存性や各事象の＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑2

相互依存性を考慮できるダイナミック PRA（以下，「DPRA」という），ひいては動的に事象進展解析を行う手法（以下，「動的事象進展解析手法」という）

263

・ハイブリッド手法（８）離散型 DET 手法とランダム・サンプリング手法を組み合わせた手法．

が必要である．
現在，動的事象進展解析手法としては，国内外にてダイナミックイベントツリー（以下，「DET」と（1）〜（4）いう）手法

や連続マルコフ過程モンテカル
（5）〜
（7）

以上が NRA（8）による DPRA 研究に関する要約である．
ランダム・サンプリング手法のように，プラント等の研究がの状態変化を連続的に解析する場合には膨大な数のなされているが，まだ実機への適用には至っていな

計算数を行うことから，通常であればスーパーコン

ロ（以下，「CMMC」という）法い．そこで，本報では現状の DPRA 手法に関するピュータ等の環境が必要不可欠となる．一方，離散研究を整理し，実機に適用できる DPRA 手法，及び，型 DET 手法では，その計算を合理的に行うために動的事象進展解析手法を実現するうえで解決すべきプラント内で発生する様々な事象進展の状態遷移を課題を抽出することとした．

離散化して取り扱う．これにより本質的に膨大な数の事故進展解析の繰り返し実施を回避することがで

2. 国内外の主な研究例

きる．
離 散 型 DET 手 法 の 例 と し て，RAVEN（Risk

DPRA 研究について，原子力規制委員会（以下，

Analysis Virtual Environment） 及 び ADAPT（8）
が以下のようにまとめている．
「NRA」という）（Analysis of Dynamic Accident Progress Trees）

各 国 の 機 関 で 研 究 が 進 め ら れ て い る DPRA 計 算の 概 要 に つ い て 以 下 に 記 述 す る． ま た，DET 手

コードを表１に示す．

法以外の例として，国内で研究が行われている

表１

主な DPRA 解析コード（8）CMMC 法の概要についても記述する．

解析コード

代表的なシナリオ生成方法

ADS-IDAS

離散型 DETMCDET

DET とモンテカルロ法

ADAPT

離散型 DET

RAVEN

離散型 DEThybrid DET
adaptive DET

SCAIS

離散型 DET

MOOSE（14） に 接 続 さ れ て い る．MOOSE は，INL

PyCATSOO

モンテカルロ法で開発された有限要素法ベースのコンピュータ・

2.1 RAVEN （13）〜（15）
RAVEN に つ い て，Alfonsi ら（13） は 以 下 の よ うにまとめている．RAVEN とは，アイダホ国立研究所（以下，「INL」という）が開発中の統計解析ソフトウェアである．RAVEN は，ソフトウェア環境

シミュレーション・フレームワークで，複雑なシ
DET 手法をシナリオ生成方法によって大別すると，以下の３種類がある．

ステムの動作を予測する目的で，非線形のマルチ
フィジックス（複数の物理モデルを持つ）連成解析を実行するオブジェクト指向解析環境を提供する．

（9）
〜
（11）

・離散型 DET 手法

RAVEN は，以下の４つの主要モジュールで構成さ離散的に時間を区切り，時間区分毎に機器の故れている．

障，機器の性能等を変更させて熱水力解析を実施
して，熱水力解析結果と既存のイベントツリーと・RAVEN/RELAP-7 インタフェースを統合する方法．

・Python 制御ロジック
・外部 Python マネージャ（12）

・ランダム・サンプリング手法

・グラフィカルユーザインタフェース（GUI）

ランダムに機器の故障，機器の性能等を変更させて熱水力解析を実施して，炉心損傷となる解析
結果を統計的に処理する方法．

RAVEN/RELAP-7 インタフェースは，RELAP-7と MOOSE を相互作用させるために必要な全てのツ ー ル を 格 納 す る． RAVEN / RELAP-7 計 算 をINSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑2264

論理的に実行するために Python 制御ロジックががマルチプロセッサの場合は並行して，それ以外の使用される．PRA 解析の主要部は外部 Python マ

場合は順に実行する．

ネージャに組み込まれている．このモジュールは

その結果生じたツリー構造，分岐確率，トリガー

Python フレームワークで構成されており，PRA 解情報，及びシミュレーション結果は，データベース・析を行うための機能とインタフェースを含んでおマネージャに送信され，そこでは，受信した情報のり，DET モジュールはその一部である．そして，種類に基づいて，データがサブ構造（DET，PRA，

外部 Python マネージャは以下のモジュールを制御

出力データベース）に分配される．以上が Alfonsi

し DET 計算をサポートする．

ら（13）による RAVEN に関する要約である．
当初，RAVEN は原子炉過渡事象解析コードであ・一般的計算ドライバ及びジョブハンドラ

る RELAP（Reactor Excursion and Leak Analysis

・視覚化と入力をサポートする GUI

Program）に DPRA 機能を提供するために開発が・DET と確率エンジン開始されたが，現在は様々なシステムコードと連・データベース・マネージャ,．連携するシステムコードとして携している（14）（15）・後処理及びデータマイニング

は，事故進展解析コードである MAAP（Modular

・コンピューティング環境インタフェース分類

Accident Analysis Program）や MELCOR があり，
これらと連携させることで DPRA を実施すること

図 １ は RAVEN の DET 計 算 に 関 係 す る 重 要 なが可能である．

モジュール及び、その計算構造の概略図である．

但し，膨大な数のシナリオの分岐に対しては各緩起因事象に続いて，DET モジュールは初期条件，

和設備の成功／失敗の累積分布確率を与える必要が及びシミュレーションの期間をシステムシミュレーあり，その点については別途評価しなければならな

タ（すなわち，RAVEN/RELAP-7）に与える．計い．

算ドライバは，ジョブハンドラを介して，停止条件に達するまでシミュレータを実行する．DET

2.2 ADAPT （16）〜（18）モ ジ ュ ー ル は， 一 般 的 計 算 ド ラ イ バ を 介 し て，
RAVEN/RELAP-7 によって得られた情報に応じてADAPT は，サンディア国立研究所（以下，「SNL」という）が開発したダイナミック PRA 解析コード

分岐するかどうかを決定する．
確率エンジンは，トリガー信号（例えば，被覆管である（16）〜（18）．ADAPT は事故進展に伴うプラン

損傷確率分布の閾値の超過）によって発生した分岐

トの状態遷移確率の評価手法であり，その基本原理の可能性を計算する．DET モジュールは，n 個の分は，確率的な文脈の中でシステムコード（シミュ岐が必要であると判断した場合，ジョブを管理する

レータ）にシナリオの経路を決定させることであ計算ドライバ／ジョブハンドラと通信し，n 個の異なるサブプロセスで n 個の分岐を実行する．マシン

る．MELCOR 等の事故進展解析コードで解析を実

図１

施し，ある分岐条件を満たした場合，計算を停止し，

DPRA ツールとしての RAVEN（13）INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑2

265

新しい分岐を発生させて，解析を再開する．
ADAPT では，プラント内で発生する様々な状態遷移に関して変化する状態を離散化して取り扱う．
これによりモンテカルロ法等を用いた膨大な数の事
故進展解析の繰り返し実施を回避することができ，
シビアアクシデント（以下，「SA」という）時の複雑現象を考慮した DPRA に適しているものと考えられる．
例えば，配管のクリープ破断は Larson-Miller 相関式を用いて評価を行う．この配管のクリープ破断の評価について，Kunsman ら（17） は以下のよう

図２

フラジリティ曲線と解析が中断される分岐点（17）にまとめている．全ての相関式と同様に，LarsonMiller 相関式にも関連する不確実さがある．この不適用するには改良が必要である．対して，CMMC

確実さを表すために，以下の式（1）でクリープ破断パラメータ R を計算する．

法は事象進展の時間依存性，各事象の生起順序依௧ܴ ൌ ‫׬‬଴ ೑

存性，事象間の相互依存性を考慮するものであり，
DET 手法よりも汎用的で高精度の評価手法である．

ௗ௧

（1）

௧ೃ ൫்ǡ௠೛ ఙ൯

その CMMC 法については，新崎ら（20） が以下のようにまとめている．CMMC 法では，連続マルコここで，tf はクリープ破断時間，tR は破断までの

フ過程とモンテカルロ法を組み合わせることによっ

時間（Larson-Miller 相関式で与えられる値），ı はてシナリオを定量化する（シナリオの発生頻度を

配管の壁面の応力，mp は壁面の欠陥に関連する拡算出するとともに，その影響を定量的に評価する）．

大係数を示す．
R の不確かさを定量化するために，対数正規分布

解析コードから得られたプラント内各構成要素の温の形で実験データから累積分布関数（以下，「CDF」

移確率を求める．この状態遷移確率は各構成要素にという）を構築する．その分布はフラジリティ曲線

与えられる．モンテカルロ法によって，この状態遷と呼ばれる．図２にフラジリティ曲線と解析が中断

移確率とプラント内各構成要素のパラメータに対すされる分岐点のグラフを示す．この CDF を５点にる乱数の大きさを比較し，それぞれの時刻の構成要

離散化し，５％，25％，50％，75％，及び 95％に対 応 す る R を 0.518，0.764，1.00，1.31 及 び 1.931 と素の状態を決定する．そして，現在の時刻のプラン

する．R が 0.518 になると，計算が停止し，新しい値となる．以上が新崎ら（20） による CMMC 法に関

２つの分岐が生成される．一方の分岐は配管が破断する要約である．

度や圧力等のパラメータによって，各時刻の状態遷ト状態は次の時刻のプラント状態解析のための入力した状態で計算が継続し，もう一方の分岐では配管

Takata ら（21） はこの CMMC 法とプラント状態

が破断しないため，R のしきい値は２番目のポイン

解析コードを組み合わせたシナリオ定量化手法

トである 0.764 まで増加する．このように，残りの（CMMC カップリング手法）を提案して，多数のポイントがなくなるまで分岐及び計算が継続する．

シナリオを定量化することによりリスク情報を求め

これらの点を ET の分岐基準として使用する．以上ている．図３にプラント動的解析と CMMC 法の概（17）が，Kunsman ら

による配管のクリープ破断の評価に関する要約である．

略を示す．
この CMMC カップリング手法については，新崎ら（20） が以下のようにまとめている．ET 手法と2.3 CMMC （19）〜（21）CMMC カップリング手法の相違は，ET 手法では人がシーケンスを考えてシナリオを定量化する必要が

CMMC 法について，籔内ら（19） は以下のようにあるのに対し，CMMC カップリング手法ではシー指摘している．PRA 等において動的事象進展解析

ケンスは自動的に生成される．イベント分岐確率はを行う手法として，DET 手法等が開発されている各シナリオの各タイムステップにおいて逐一求めらが，これらの手法には限界があり，事象進展解析にれるため，結果的には最も起こりそうなシナリオかINSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑2

266と，プラント状態を連続的に解析できるランダム・
サンプリング手法の長所を組み合わせたハイブリッ
ド手法の検討を行っている．解析者にとっては，計算コストと精緻な結果という相反する観点から，これらの手法の長所・短所及び自らの環境を踏まえて，実現可能，かつ最も有効な手法を選択することが重図３

プラント動的解析と CMMC 法の概略（21）要である．
計算コストを抑えられる長所がある離散型 DET
手法の課題としては，離散化数と分岐点（離散化ら順に高い発生確率が与えられることになる．以上箇所）の位置により計算結果が大きく変動する場

が新崎ら（20） による CMMC カップリング手法に関合がある．離散化数は大きいほど精度が上がるが，する要約である．

大きくなればなるほど計算コストも大きくなるた
め，最適な離散化数を選定しなくてはならない．ま3. 課題

た，分岐点（離散化箇所）の位置も必ずしも均等に割り当てることが適切とは限らない．例えば，対象

国内外の研究状況を踏まえて，DPRA に用いる動パラメータの微小変動あたりの状態変化量が大きい

的事象進展解析手法（DET 手法及び CMMC 法等）（あるいはその後の事故シナリオの変動が大きい）の課題について考察した．その結果，動的事象進展値付近では，集中的に分岐点数を多く取ることがよ

解析を行う手法の主な課題として，以下の３点を挙り有効である場合があると考えられる．この点に関げる．

しては，今後，感度解析や事故進展に関する知見の・計算コスト・成功／失敗の分岐確率
・人的過誤確率

蓄積が必要である．
一方，CMMC 法を適用する場合においても，実機を対象とした PRA のシナリオ定量化の精度を向上させるためには，解析するサンプル数を増やすこ

以下に，それぞれの課題についての考察を行う．

とが不可欠となる．新崎ら（20）によれば，0.1% の確率で発生する事故シナリオを定量化するためには

3.1 計算コスト

100,000 サンプル程度の解析が必要であり，標準的な PC では現実的な解析時間で実機の解析にカップ

従来の ET 手法とは異なり，DET 手法においてはリングモデルを使用することは困難であると指摘し

事故シナリオの進展が時間依存性を持つため，大量ていることから，CMMC 法を適用する場合においの分岐するシナリオを定量化する必要がある．そのても計算コストを抑えられることが課題の１つと言ため，膨大な数の事故進展解析を繰り返し実施する

える．

必要がある．この課題については国内外において数

また，計算コストを下げるためには，動的事象進

多くの研究がなされ，様々な DET 手法の提案がな

展解析手法（DET 手法及び CMMC 法等）の改良とされている．大きく分けて３種類ある DET 手法（離ともに，事故進展解析コードの改良も必要と考えら

散型 DET 手法，ランダム・サンプリング手法，ハれる．そのため，新﨑ら（20）は簡略化したモデルにイブリッド手法）には，それぞれ長所・短所がある．

基づく熱水力解析手法（メタモデル）の開発を行っランダム・サンプリング手法はプラントの状態変化

た．また中村ら（18） も環境への Cs の放出量が評価を連続的に解析できる長所があるが，計算コストが可能なメタモデル（ソースターム PRD）の開発を大きくなる短所がある．一方，離散型 DET 手法は行っている．

計算コストを抑えられる長所があるが，プラントの状態変化を連続的に解析することはできない．そし3.2 成功／失敗の分岐確率て，ハイブリッド手法は，離散型 DET 手法とラン
ダム・サンプリング手法を組み合わせた手法である．
（8）

NRA

は解析ケース数が少ない DET 手法の長所

従来の ET 手法とは異なり，DET 手法では各シナリオに無数の分岐点ができ，それぞれに対して分岐INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑2267

確率を与える必要がある．つまり，当該期間の成功

ように，CMMC 法では解析コードから得られたプ／失敗の分岐確率を従来の失敗確率として一定値でラント内各構成要素の温度や圧力等のパラメータに与えた場合は，分岐が増えれば増えるほど終状態（炉

よって，各時刻の状態遷移確率を求めることになる

心損傷や格納容器機能喪失）に至る確率が大きくな

ため，実機に適用する場合には，ポンプや弁等のタる．そのため，状態遷移している各時刻すべてに対イプ毎に各時刻の状態遷移確率を導出する式を定義

してヘディングの成功／失敗の分岐確率を評価しなしなくてはならない．グループ化を行うとしても，ければならない．この分岐（例えば，ポンプ故障）

実機プラントで使用されている機器・設備の数を考がプラント状態による影響がない場合は，確率密度

えると，全てを定義することは現実的とは言えず，

関数が正規分布になると仮定して，その積分値が従

この課題を解決するための検討が必要である．

来の失敗確率となるように与えてやることも可能かもしれない（図４参照）．しかしながら，確率密度3.3 人的過誤確率 （22）〜（32）関数を正規分布で仮定するのが難しい場合には，確率密度関数の分布の形状について考慮しなければな

Swain らによって，THERP（Technique for Hu（23）手法が開発されて
man Error Rate Prediction）

らない．

以降，様々な人間信頼性解析手法が開発されており，それらは第１世代手法から第３世代手法の３つに分類されている．THERP，ASEP（Accident（24），HEART
Sequence Evaluation Programme）（Human Error Assessment and Reduction（25）, SPAR-H（Simplified Plant
Technique）（26）
Analysis Risk Human Reliability Assessment）

等が第1 世代手法に分類される．
第１世代手法（First
図４

ポンプ故障に関する確率密度関数の例

Generation Methods）の特徴は分析的であり，問題を要素作業に分け，それらを実施する作業員が時ADAPT では変化する状態を離散化して，各時刻間の制約，ストレス，設計等の潜在的な影響を受けにおける分岐確率をフラジリティと対応させていேⓗ㐣ㄗ☜⋡て失敗しやすくなることを想定している．

はデモンストレーションとし（22）
は
英 国 安 全 衛 生 庁（ 以 下，
「HSE」 と い う ）て，RCS 機器のクリープ破断（Creep Rupture of

第１世代手法から第３世代手法の人間信頼性解析

RCS Components），電力復旧（Power Recovery），

手法を以下のようにまとめている．第１世代手

水 素 燃 焼（Hydrogen Burn），格納容器過圧破損

法は組織の影響，行動を誤るコミッションエラー

（Containment Overpressure Failure）の分岐条件（Commission Error）等を考慮できないが，それらを策定して，評価を行っている．しかしながら，この手法は有用であり，依然として定量的リスク評価のように評価できるヘディングは限定される．なぜによく用いられている．

（17）

る．Kunsman ら

ならば，故障確率を挙動に対応させて，各時刻の故第 ２ 世 代 手 法（Second Generation Methods）

障確率を相関式等で表すことができるヘディングでは ,1990 年代以降に開発された ,CREAM（Cognitive

なければ適用できないためである．例えば，発電所

（27）
（28）
,
，
Reliability and Error Analysis Method）

で用いられているポンプや弁毎に時間に依存した機

ATHENA（A Technique for Human Error

能喪失確率を表す相関式を導出しないと，この手法,等が分類されている．第２世代手
Analysis）（29）（30）は適用できないと考えられる．それらの相関を明ら

法は過誤発生の状況（Context）も考慮したモデル

かにするためには，SA の条件下で緩和設備を機能となっている．それらはコミッションエラー等を考喪失させる実験を数多く行う必要があり，その結果慮できるとしている．しかしながら，英国ではそれを踏まえて関連パラメータ（温度や圧力等）を抽出

らの導入例が少ないため，第１世代手法より有効でし，相関式等を導出しなければならない．

あるとの評価は確立されてはおらず，また，実験的

これは DET 手法のみにかかわらず，CMMC 法においても同様に解決すべき課題と言える．上述したな検証も不十分である．
近年，実際のシナリオ・環境を再現し，人間行

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑2

268

表２

THERP 手法で考慮されている内的 PSF の例（32）

表３

THERP 手法で考慮されている外的 PSF の例（32）

内的 PSF

外的 PSF・過去の訓練，経験
・現在の実務能力，技能・性格，知性・意欲，態度・情緒・心理的，肉体的緊張
・標準的作業成績に要する知識・性差・体調・家族などの外部の人の影響
・グループのまとまり動を模擬するシミュレーション解析手法が用いられるようになった．これが第 3 世代手法（Third
Generation Methods） で あ る．NARA（31） 等 が この第３世代手法に分類される．第 3 世代手法では人間の意志決定，行動の動的モデリングが可能な点
で，第 2 世代手法までの解析と異なっており，シミュ
レーションソフト等を使って解析が行われている．
以上が HSE（22）による第１世代手法から第３世代手仕事と機器の特性
状況特性
・知覚の必要性
・構造上の特徴
・運動の必要性
・環境特性（速度，力，精度）
温度，湿度・操作員と表示の関係
空気の質
・予測の必要性
照明，放射線
・解釈
騒音，振動
・意志決定
清潔さ
・複雑さ
・作業時間，休憩
・仕事の細かさ・交代勤務割・頻度，繰り返し・特殊装置，工具，・仕事の危険性
備品の入手
・長期，短期記憶・要員配置，管理・計算の必要性
・組織構造（権限，責任，情報伝達） ・フィードバック・連続性・監督者，同僚，
・チーム構成規制側の態度・マンマシンインタフェース
・報酬，表彰，利益，
・主要機器，設備，
仕事の指示
機器の設計
・必要な手順・情報伝達
・注意，警告・作業方法
・プラントの運営方針

法の人間信頼性解析手法に関する要約である．
本 報 で は 人 間 信 頼 性 評 価 の 例 と し て， 従 来 のPRA で用いられている THERP 手法，SPAR-H の概

以上が氏田（32）による THERP 手法に関する要約である．

要，及び人間信頼性解析の課題について以下に記述
HRA イベントツリー作成

する．

↓
（23）
（32）
,

標準的過誤確率評価（データテーブル参照）（1）THERP（32）

THERP 手法について，氏田は以下のように↓

まとめている．THERP 手法とは，SNL の Swain ら

行動形成因子（PSF）の影響考慮が開発した人間信頼性解析手法であり，本来は軍用↓機器やシステムの設計，運用における人間信頼性の従属性の影響評価

評価を目的としていた．解析対象となる運転員もし↓

くは操作者が一連の作業（タスク）を遂行する際にタスク全体の成功／失敗確率評価

起こる可能性のある過誤を，タスクシーケンス分解↓に基づいて系統的に識別する手法である．分解されリカバリー効果の補正たタスクシーケンスの各段階における成功／失敗を↓イベントツリーでモデル化し，行動全体の失敗確率

結果の要約

は，それを構成する要素的タスクの過誤率を統合することによって評価する．THERP 手法の手順を図図５ THERP 手法の手順（32）５に示す．しかしながら，THERP 手法では個別のタスクの失敗確率を Swain の経験に基づいて作成したデータ表を利用して評価していることから，その（2）SPAR-H（26）データ表の信頼性の観点では大きな課題がある．まSPAR-H について，INL（26） は以下のようにまとた，
THERP 手法で考慮されている行動形成因子（以めている．SPAR-H（Standardized Plant Analysis

下，「PSF」という）の例を表２及び表３に示す．

Risk - HRA） は，1994 年， 前 兆 事 象 評 価（ASP）

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑2を支援するために，米国原子力規制委員会（NRC）
が INL と共同で，前兆事象評価／標準的プラントリ
スク解析モデル（ASP / SPAR）として開発したものである．この手法は，原子力発電所（NPP）モデ
ルの開発に使用され，現地試験で得られた経験に基269

・必要以上の時間（Extra time（between 1 and2 × nominal and > 30 min））
・壮 大 な 時 間（Expansive time（>2 × nominal
and > 30 min））
・情報不足（Insuﬃcient Information）

づいて 1999 年に更新され，SPAR-H と命名された．
SPAR-H では，人間の活動を２つの一般的なタス

一方，行動については，以下の６段階である．

クカテゴリー，すなわち実行（Action）または診・不十分な時間（Inadequate Time）

断（Diagnosis）のいずれか１つに割り当てる．実・利 用 可 能 時 間 = 所 要 時 間（Time available =‑3

行の基準過誤率は 1.0 × 10 ，診断の基準過誤率は 1.0

time required）

× 10‑2 である．SPAR-H 定量化プロセスで，８つの・公称時間（Nominal time）

PSF が人間のパフォーマンスに影響を与える可能

・利用可能時間≧５×所要時間（Time available

性があると同定されている．SPAR-H で考慮されている PSF は使用可能時間（Available Time），ス
トレス（Stress/Stressors），複雑さ（Complexity），≧５× the time required）
・利用可能時間≧ 50 ×所要時間（Time available≧ 50 × the time required）

経 験 ／ 訓 練（Experience/Training）， 手 順

・情報不足（Insuﬃcient Information）（Procedures），人間工学／人間とデジタル機器間

SPAR-H では，診断の失敗確率は以下の式（2）で，のインターフェース（Ergonomics/HMI），職務へ

実行の失敗確率は以下の式（3）でそれぞれ計算さの適合性（Fitness for Duty），
作業プロセス（Workれる．

Processes） の ８ 項 目 で あ る．SPAR-H に お け る

1.0E-2PSFTimePSFStressPSF ComplexityPSFExperience

PSF 間の経路図を図６に示す．

PSFProceduresPSFErgonomicsPSFFitnessPSFProcesses（2）

1.0E-3PSFTimePSFStressPSF ComplexityPSFExperiencePSFProceduresPSFErgonomicsPSFFitnessPSFProcesses（3）

こ こ で，PSF の 添 字 の Time は 使 用 可 能 時 間，Stress は ス ト レ ス，Complexity は 複 雑 さ，Experience は 経 験 ／ 訓 練，Procedures は 手 順，
Ergonomics は人間工学／人間とデジタル機器間のインターフェース，Fitness は職務への適合性，Processes は作業プロセスの PSF であることを表している．
但し，３つ以上の負の PSF の影響がある場合，
図６

SPAR-H における PSF 間の経路図

（26）

式
（2）
（
，3）の代わりに，複合 PSF を計算する必要がある．複合 PSF（PSFcomposite）は，割り当てらSPAR-H では使用可能時間の PSF を６段階で分れた全ての PSF の値を掛けることによって計算さ類しており，認知については，以下の６段階であれる．名目上の人的過誤確率（NHEP）についてる．このうち，他の選択肢の中から選択するのには診断が 1.0 × 10‑2，実行が 1.0 × 10‑3 である．そし十分な情報がない場合は，「情報不足（Insuﬃcientて，
以下の調整係数を適用して人的過誤確率（以下，Information）」を PSF レベルに割り当てる．

「HEP」という）は以下の式（4）で計算される．

ൌ・不十分な時間（Inadequate Time）

ൈ
ൈ

（4）

・何とか足りる時間 （Barely adequate time（≒
2/3 × nominal））
・公称時間（Nominal time）

以 上 が INL（26） に よ る SPAR-H に 関 す る 要 約 である．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑2

270（3）人間信頼性解析の課題

DET 手法と同様に，人的過誤確率を離散化して評上 述 し た よ う に，HEP を 求 め る 手 法， す な わ

価すれば，ある時間を境にクリフエッジ的に変化す

ち人間信頼性解析手法には多くの手法（THERP，

るし，場合によっては連続関数で評価できる人間信ASEP，HEART，SPAR-H，CREAM 等 ） が あ

頼性手法が必要となるかもしれない．

り，適用する問題等により向き不向きがあるため，

このように，DPRA に適した人間信頼性解析手法

DPRA にとって適切な人間信頼性解析手法を選ぶについては，まだ十分な検討がなされているとは言必要がある．DPRA に用いる人間信頼性解析手法

えない状況である．その要因の１つとして，実機をは従来の ET 手法とは異なり，時間依存性も踏まえ

対象に DPRA を実施した実績が国内外を含めてなて人間信頼性解析を行わなければならない．診断失

いこと，また，人間過誤率の検証自体が難しいうえ

敗の基準値の比較を表４に示す．例えば，従来のに，さらに時間依存性を考慮した人的過誤確率の検PRA で用いられている THERP（23）では診断失敗確証が必要となることが挙げられる．そのため，
今後，率は許容時間に応じて 0.001（許容時間 60 分）から実機を対象に DPRA を実施し知見を蓄積すること

（26）

で

が重要である．さらには，人的過誤に関する実験的は時間経過によらず一定値（基準値 0.01）としていデータを収集し，検証を行うとともに，それらの結る．さらに，THERP や ASEP 等においても許容時

果を様々な動的事象進展解析手法（DET 手法及び間に応じて診断失敗の基準値が離散的に変化してい

CMMC 法等）に適用し，最適値とその不確実さのる．このように，従来の人間信頼性解析手法でも時感度解析を行うことも必要と考えられる．そして，間を考慮しているが，DPRA に用いる人間信頼性解

その結果を技術的な観点とともに，人間科学の観点

析手法の時間依存性を適切に考慮できるのか否かをからも研究を実施していく必要がある．

0.1（許容時間 20 分）に変化するが，SPAR-H

検討する必要がある．
表４
Method4. まとめ診断失敗の基準値の比較
Base Rate

本報では，これまでの DPRA 手法に関する研究

THERP

Table 20.1 Screening
diagnosis. EF=10.

0.001‑0.1

を整理して，実機に適用できる DPRA 手法，及び，ASEP（24）

Table 7-2. Screening
diagnosis, EF=10.

0.001‑0.1

（23）

HEART

（25）

SPAR-H（26）（28）,
CREAM（27）

Error Type Description

動的事象進展解析手法の開発のために解決すべき課

Miscellaneous task category“M”, no description in othertasks（A-H）fits diagnosis
tasking as well.

0.03

Diagnosis Task

0.01

題を抽出した．
（1）実機に適用できる DPRA に用いる動的事象
進展解析手法の開発のために解決すべき主な

Tactical Control Mode

0.001‑0.1

Opportunistic Control Mode

0.01‑0.5

課題として，計算コスト，成功／失敗の分岐
確率，人的過誤確率が挙げられる．
（2）計算コストについては，DET 手法毎に一長一短があるため，解析の計算コストと精緻な例えば，現在提案されている DET 手法では人的結果のバランスを踏まえて，DET 手法を選

過誤確率を離散化して評価している．その場合，あ択する必要がある．CMMC 法を適用する場

る時間を境に人的過誤確率がクリフエッジ的に変化合も，計算コストを抑えることが課題の１つすることとなる．特に動的事象進展解析手法（DETである．また，離散型 DET 手法を用いる場

手法及び CMMC 法等）は離散化の時間間隔も小さ

合は，離散化数及び分岐点（離散化箇所）がいので，短時間に人的過誤確率がクリフエッジ的に計算結果に影響を与えるため，その知見の蓄変化することになるが，その妥当性については確認積が必要である．さらに，事故進展解析コー

しておく必要がある．その検討結果次第では，人的ドの改良も必要である．

過誤確率は離散化して評価するのではなく，人的過（3）DET 手法を実機適用するためには全てのヘ誤確率を連続関数で評価できる人間信頼性解析手法

ディングに対する成功／失敗の分岐確率を評を開発する必要があるかもしれない．CMMC 法に価する必要がある．また，CMMC 法を適用おいても，時間的にマルコフ過程が連続するため，する場合には，設備毎に各時刻の状態遷移確

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑2率を導出する式を定義しなくてはならない．

文

271

献

そのため，緩和設備の機能喪失に関する実験
データを収集するとともに，各時刻の関連パ（1） Izquierdo, J.M., Mekendez, E., and Devooght,

ラメータとの相関を明らかにすることが必要

J., “Relationship between probabilisticである．

dynamics and event trees,” Reliability（4）既存の人間信頼性解析手法が DPRA に適用できるかを検討する必要がある．そのためにEngineering and System Safety 52, 197‑209.
（1996）．

は DPRA の実績を積み重ね，知見を蓄積す（2） A l d e m i r . T . , “ A S u r v e y o f D y n a m i c

るとともに，人的過誤に関する実験データを

Methodologies for Probabilistic Safety

収集し，検証を行うことが重要である．さらAssessment of Nuclear Power Plants,”に，動的事象進展解析手法の感度解析を行う

Annals of Nuclear Energy, 52, pp. 113‑124,

ことも必要である．そして，その結果を技術（2013）．

的な観点とともに，人間科学の観点からも研究を実施していく必要がある．

（3） M. KLOOS and Peschke. J., “MCDET - a
Probabilistic Dynamics Method Combining
Monte Carlo Simulation with the Discrete

謝辞Dynamic Event Tree Approach,” Nuclear
Science and Engineering, 153, pp. 137‑156,

本報のレビューについてご協力頂いた電力中央研究所の中村康一氏に感謝する．

（2004）．
（4） M. KLOOS et al. “MCDET: A Tool for
Integrated Deterministic Probabilistic Safety
Analyses,” Advanced Concepts in Nuclear
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（To appear at）: World Scientiﬁc Publishing
Company（2016）．
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（8） 下崎敬明，伊東智道，濱口義兼，出井千善，
久保光太郎，安全研究成果報告（中間）（案），

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑2272

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（9） Acosta. C. G. and Siu. N. O., “Dynamic Event
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273

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑3274

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
Updated Pit Calculator‑ Simple Evaluation Tool for Water Temperature and Water Level of Spent Fuel Pit ‑柳

千裕（Chihiro Yanagi）＊1

村瀬道雄（Michio Murase）＊1

要約
福島第一原子力発電所の事故以前から，使用済燃料ピット（SFP）の浄化冷却設備停止時におけるピット水の温度上昇を適切にかつ簡便に予測することを目的として Pit Calculator を開発し，福島第一原子力発電所の事故以降は，全交流動力電源喪失時におけるピット水の水位低下にも適用できるように反映した．その後は使い勝手向上の観点から実際に発電所所員に試用頂き，現場意見を逐次取り入れ改良を重ねてきた．ここでは現時点での主要な改良内容について述
べる．
キーワード

使用済燃料ピット，使用済燃料プール，水温，水位，全交流動力電源喪失

Abstract
Before the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, we hadalready started to develop a method to predict the water temperature increase in the spent
fuel pit（SFP）adequately and simply during the shutdown of cooling systems. After the accident,
we extended the method capability to predict the water level decrease in the SFP duringloss of all AC power supplies. From these development extensions, we developed a simple
evaluation tool for water temperature and water level of the SFP named 'Pit Calculator'. After
its development, we asked the plant staﬀ to try out and to evaluate this Pit Calculator from theviewpoint of usability improvement. From the opinions of the plant staﬀ, we continued to make
improvements. Here we describe the major improvements.
Keywords

spent fuel pit, spent fuel pool, water temperature, water level, loss of all AC power supplies

1. はじめにの温度上昇を適切にかつ簡便に予測することを目的として，SFP の水温と水位を予測するツール “Pit

原子力発電所の使用済燃料ピット（SFP）には通Calculator” を開発した．

常，使用済燃料集合体からの崩壊熱を除去するため

福島第一原子力発電所の事故以降は，浄化冷却設

２系統の浄化冷却設備が備わっており，ピット水を備とともに換気空調系も停止する全交流動力電源喪

一定水温に保っている．また，ピット水面の上方に失時におけるピット水の水位低下にもこの予測を拡は，水面からのエアロゾル粒子の拡散を抑制する

張し，Pit Calculator に反映した（1）．

目的で空気流を形成する換気空調系が設けられている．

2010 年 度 か ら 2011 年 度 に か け て 開 発 し た 初 期
バージョン（2）の後，当初は簡易なマニュアルしかSFP の浄化冷却設備の保守点検等に伴う停止に無かったため，2012 年度から本格的なマニュアル

備え，実機ではピット水温が管理値に達するまでの作成にも取り組みつつ，使い勝手向上の観点から実時間評価を行っているが，実測値とのかい離が大き際に発電所所員に試用頂き，2016 年度から今日にいと保守点検時間の確保に支障を生じる．

至るあいだ，現場意見を逐次取り入れ改良を重ねて

原 子 力 安 全 シ ス テ ム 研 究 所（ 以 下「INSS」 という）では，福島第一原子力発電所の事故以前か
ら，SFP の浄化冷却設備停止時におけるピット水＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

きた．本解説では現時点での Pit Calculator の主要な改良内容について述べる．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑3

2.

275

Pit Calculator の特徴
開発した当時の Pit Calculator は以下の特徴を有していた．
① 断熱を仮定してピット水の温度上昇を計算するのではなく，実験や解析結果に基づいて空気への放熱やコンクリートへの伝熱を考慮し，ピット水の温度上昇や水位低下を計算．
② ピット水を一領域で模擬することにより，パソコン上で，温度上昇や水位変化を簡易計算．
（高性能コンピュータが不要）③ 浄化冷却設備停止時および換気空調系停止時のピットの水温上昇や水位変化を計算・グラフ化
し，また，計算結果をエクセル形式でも出力が

図１ 「使用済燃料ピット水温計算パラメータ管理」画面

性値（大気圧，比熱など）を入力する表，計算間隔可能．
④ 設定した水温や水位に到達する日時を出力するなどを指定する表の３つから構成されている．
なお，
ピットや建屋の仕様等は仮想の値である．

機能を保有．
（3）を用い

図２は初期画面中から「使用済燃料ピット水温計

を用いた計算値算」をクリックすると表示される画面である．SFP

をデータシートとして保持することにより，簡冷却水ポンプの保守点検のための計画停止により易計算が可能．

ピット水温が管理目標値に達するまでの時間的余裕⑤ 崩壊熱は，核断面積データ JENDL-4.0（4）

燃焼計算ソフト ORIGEN2.2⑥ 運転期間の入力のみで，取出炉心の崩壊熱の時間変化を計算．
⑦ ピット保管の使用済燃料の体数と冷却時間の２
項目のみの入力により，崩壊熱の時間変化を自動計算．
⑧ 計算対象は，水温が 100℃未満まで，水位は燃料
上部まで．
⑨ BWR といった他の炉型の燃料についても，崩壊を計算する入力仕様となっている．この画面には，原子炉停止日時や SFP 冷却ポンプ停止日時などを入力する項目も設けられている．
これら画面では，以下の改良を行っている．
① SFP 水量値（㎥）入力項目の追加（図１）
これまでは，ピットの縦横長さ・深さから内部計算していた水量（㎥）を，手入力出来るように項目を追加した．現場では水量を把握している場合もあ

熱のデータシートを新たに追加することにより，り，現場意見により反映したものである．

計算が可能．

② 物性値近似式をテーブルデータに変更
Pit Calculator では，水の密度，飽和蒸気圧，空なお，⑦に示す特徴は，今回の改良により入力項

気比熱，蒸気粘性といった 18 種類の物性値を使用

目が増加しているものの，後述する 3.2 ①により，崩壊熱計算の精度向上が図られている．

3.

Pit Calculator の改良

3.1 入力パラメータ関連
初期画面中から「使用済燃料ピット水温計算パラ
メータ管理」をクリックすると図１に示す画面が表示される．この画面では，ピットの仕様（縦横長さ・深さなど），建屋の仕様（換気空調系の流量・温度など），外気温度といった数値を入力する表と，物

図２ 「使用済燃料ピット水温計算」画面

276

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑3

するが，それらは 20‑100℃の範囲内での近似式を3.2 崩壊熱データ関連

内部計算で使用していた．しかし外気温度が 20℃を下回る場合があることに対応するため，物性値

初期画面中の「使用済燃料貯蔵状況管理」
をクリッ

テーブルの適用範囲を 0‑100℃に拡大するとともクすると図３に示す画面が表示される．この画面に，Pit Calculator 内部で保持する近似式をテーブ

は，ピットに保管されている使用済燃料の体数を外ルデータに置き換え，補間計算するように改良を部データから読み込んだ結果を表示しており，ピッ行った．

ト内の保管体数に変更（燃料取出や搬出など）があなお，誤入力防止の観点から温度項目に負値が入れば，新たに外部データの読み込みが必要である．

力されるとメッセージが表示され，計算が先には進まないようにツールを変更した．
③ 崩壊熱倍率の削除（図１）
崩壊熱の値の不確かさを補償するために，崩壊熱の値を 1.1 倍する計算パスを設けていたが，後述のとおり，崩壊熱の値計算の精度向上を図ったことにより，当該計算パスを廃止した．
④ 崩壊熱手入力値項目の追加（図２）
現場では崩壊熱の値は定期的に把握していることを踏まえ，崩壊熱の値を手入力する計算パスを新たに設けた．
これにより，従来 SFP に保管中の燃料集合体デー
タから計算された崩壊熱の値しか利用出来なかった
ものが，手入力により，迅速に SFP 水温上昇・水位低下の計算のステップに遷移することが可能に
図３ 「使用済燃料貯蔵状況管理」画面

なった．これは現場意見を踏まえ，改良したものである．
⑤ 原子炉停止日時と SFP 冷却ポンプ停止日時の入力規則の変更（図２）① 燃料集合体データテーブル作成対象の拡大
従来は，燃料棒配列（例：17 × 17）別に，原子炉停止日時は，冷却期間を算出するために必

14 × 14 タイプの燃料集合体でウラン濃縮度２種類，

須の項目である．従来は過去の日時しか入力出来な

15 × 15 タイプの燃料集合体でウラン濃縮度１種類，

かったが，これを撤廃し，未来の日時も入力出来る

17 × 17 タイプの燃料集合体でウラン濃縮度２種類，

ように改良を行った．

の計５種類しかデータテーブルを保持していなかっ

一方，SFP 冷却ポンプ停止日時は未来の日時しかたが，これをほぼ全てのタイプの燃料集合体（Gd

入力出来なかったが，過去の日時も入力出来るよう入り燃料や MOX 燃料，回収ウラン燃料等）を網羅に改良を行った．これらの改良は現場意見を反映しする 50 種類のデータテーブルを保持することとし，たものである．

現在 40 種類超のデータテーブルを保持している．

⑥ 水の比熱に関する倍数項目の追加（図１）

なお，従来保持していた５種類のデータテーブル

現状の仕様では，燃料集合体の体積分を水で置換

は燃焼度が最高燃焼度程度まで照射されたという保した仮定で熱容量の計算を行っている．熱容量［J/K］

守的な仮定で作成されているが，新たに作成したは燃 料 集 合 体＜水であるため．非 保 守 的な計 算を

データテーブルでは，集合体燃焼度での補間計算が

実 施していることになるため，水の比 熱に倍 数（０出来るように改良を行った．

以上１未満）を掛け合わせるパスを設けることとした

これは，崩壊熱計算の精度向上を目指したものである．
② ウラン濃縮度による補間計算の実施
従来は，上述の５種類のデータテーブルを用いて冷却期間だけで補間計算していたものを，冷却期間

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑3

277

以外に，①に記載のとおり集合体燃焼度のほか，同種類の燃料集合体であれば，ウラン濃縮度でも補間計算できるように改良を実施している．
これも①と同じく崩壊熱計算の精度向上を目指したものである．
③ 外部燃料データの利用
開発段階では事業者から燃焼度データを入手することを想定していなかったが，現場での試用によりSFP 保管燃料の燃焼度データを利用出来る運用も可能であることから，事業者が保持している SFP（a）表形式の計算結果

保管燃料データ（燃焼度値含む）を流用できるように改良を実施した．

3.3 出力データ関連
図４は「使用済燃料ピット水温計算」画面のうちの後段部分で，初期水温や計算終了条件を指定する画面である．

（b）温度変化のグラフ

図４ 「使用済燃料ピット水温計算」後段画面

計算結果の画面を図５に示す．図５（a）が表形式で出力される計算結果，図５（b）と図５（c）がグラ（c）水位変化のグラフ

フ形式での表示である．

図５

計算結果の画面① 表示項目選択（図５
（b）
と
（c）
）
計算結果をグラフ表示する場合，従来は体積平均ているが，管理値を変更した場合でも対応出来るよ

水温以外に表面水温やコンクリート温度などを一括

う改良を行った．さらに，設定した水温や水位に到表示していたが，現場意見により，この表示項目を達するまでの時間をグラフに表示出来るようにも改ユーザが選択可能なように改良を行った．

良を行った．

さらに表形式での表示の場合も，現場意見により背景色を変更する改良を行った．
② グラフ表示での機能追加（図５
（b）
と
（c）
）
水温の時間変化グラフでは，現場意見により，100℃のほか，管理値である 65℃の水平線を表示し

278

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑3

3.4 その他改良点③ SFP 冷却水ポンプによる除熱量を考慮
現在の仕様は SFP 冷却ポンプ停止時の計算であ

その他，
上述の分類以外に以下の改良を実施した．
① NWL（Normal Water Level）表示の追加

るが，SFP 冷却ポンプの除熱量をユーザ入力項目とし，SFP ポンプ運転状態での計算も出来るよう改良

（図５
（b）
と
（c）
）

を行う．

これまでは SFP 底面を 0 m として鉛直方向に水④ 最低水位以下の水量を除いた計算パスの追加

位を表示していたが，海水面を基準とした NWL

現在の仕様では最低水位（デフォルト値は 4.5m）（Normal Water Level）表示を現場意見により追加

以下の水量を考慮した計算を行っているが，最低水した．

位以下の水の存在を無視した計算が出来るようなパ② マニュアルの充実

スを新設する．この計算パスの追加により，水量がこれまでは，数枚程度の簡易なマニュアルであっ

減じられ水温上昇が早くなり，比較対象として保守たものを充実させると同時に，FAQ（よくある質問）

的な計算結果が得られる．

と題し，換気空調系動作の水温に与える影響といっ⑤ SFP 改造対応た各種試算結果を掲載している．
③ 画面上での解説文の追加
現場意見に基づいて作成した解説１枚ものをツー

将来，耐震工事等で SFP の仕様が変更になった
場合に即対応出来るよう，改造工事設計段階から新ピットでの計算対応出来るよう準備を進める．

ル起動時に表示させる機能を追加，ツール内で用いている単語や文章の解説や補足説明を画面に可能な

5. まとめ限り追記，またヘルプ機能を追加するなど，ユーザ
フレンドリーな作りを目指した．

福島第一原子力発電所の事故以前から SFP の水
温上昇を適切にかつ簡便に予測できる手法を開発す

4. 今後の改良ることを目的として，水温と水位を予測するツール“Pit Calculator” を開発した．その後，現場での試

これまでの現場試用による意見反映等を踏まえ，継続的に改良を実施してきた．
崩壊熱データテーブルの拡充は引き続き実施する用による意見反映を継続的に実施してきた．今後も更なる改良を続けるとともに，水温実測データ等の入手による計算精度向上に努めていく．

とともに，今後以下の現場意見などを視野に改良を続けていく予定である．
① 複数の評価日の一括計算
現在の仕様では，SFP 冷却ポンプ停止日時は１つしか入力出来ないが，当該日時を複数設定可能（例として３ヶ月間隔での日付）にし，１回の計算で複数の SFP 冷却ポンプ停止日時を一括で計算出来るよう仕様を変更する．このことにより入力計算の省力化を図る．
② 複数ピットの同時計算
２つのピット（A ピットと B ピット）が水路でつながっているようなピットでは，それぞれ単独のピットでも，２つのピット長さを合算することにより１つのピットとして扱う計算も可能であるが，計算が３回（A ピット単独，B ピット単独，A ピットと B ピットを１つのピットとして扱う計算）必要である．その手間を省き，一度の入力で，当該３つの計算を一括で行うよう改良を行い，省力化を図る．

6. 謝

辞

本改良にあたり，（株）
サカイエルコム（本社：福井市）の協力があった．この場を借りて謝意を表します．

INSS JOURNAL Vol . 26 2019 C‑3

文献（1） 柳 千裕，村瀬 道雄，“ 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- の開発 ”，INSS JOURNAL，Vol. 22, p.225-231（2015）．
（2） 柳千裕，村瀬道雄ほか，“ 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 ”，日本原子力学会和文論文誌，Vol.11, No. 3, p.193‑
202（2012）．
（3） K. Shibata et al., “JENDL-4.0: A New Libraryfor Nuclear Science and Engineering,” J.
Nucl. Sci. Technol. 48（1）, 1‑30（2011）．
（4） S. B. Ludwig, A. G. Croff, Revision to
ORIGEN2 - Version 2.2, Transmittal memoof CCC-0371/17, Oak Ridge National
Laboratory（2002）．

279

INSS JOURNAL Vol. 26 2019

以下の論文については、関西電力株式会社殿から受託し、当研究所において実施した調査・研究の成果を同社にご了解をいただき、本論文集に収録したものです。
研究の成果については、関西電力株式会社殿と当研究所が共有しております。

● 安全文化に係る考え方の枠組みの検討● 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● 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● 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 ─● 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）● 中性子照射ステンレス鋼の硬化機構● 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−● 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
● 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−● フランスの PWR 炉内構造物の照射後ミクロ組織の分析● 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● 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● 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−● 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● 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）● 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● 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

編

集

委

員

会

編集委員長

橋本 德昭（取締役社長・所長）

編集委員

田中 克宜（取締役・副所長）
小泉 潤二（社会システム研究所長）
三島嘉一郎（技術システム研究所長）
松田
嶋田
中野

洋典（管理部長）
学（社会システム研究所
守人（技術システム研究所

副所長）
副所長）

編集委員会は論文を審査し掲載の可否を決定する．
編集委員会は論文審査に際し必要に応じて編集委員以外の専門家の意見を求めることができる．

編集事務局〒 919‑1205

福井県三方郡美浜町佐田 64 号

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ＴＥＬ 0770‑37‑9100
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INSS JOURNAL VOL.26 20192019 年 10 月発行Ⓒ 2019 Institute of Nuclear
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行 （株）原子力安全システム研究所

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刷

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