ISSN 1 3 40- 4482

Vol. 27 2020

目

次

巻
F‑1

頭

言

新型コロナウイルス感染症の衝撃とポストコロナ時代の展望… ……… 井村

論

裕夫

1

文

社会システム研究所
SR‑1

原子力発電所における安全文化の自己評価方策の検討情報収集のための質問紙の試作… …………………………………… 高城

SR‑2

SR‑3

美穂

ほか

2

… …………………………………………… 藤田智博

11

組織内の階層性とワークモチベーション

安全に関する質問紙調査に基づく原子力発電所の特徴と調査への影響について… …………………………………………… 福井

SR‑4

宏和

トピックモデルによるアンケート自由記述回答の潜在意味解析… ……………………………………………… 西田

SR‑5

豊

31

学

38

淳子

43

秀治

58

幹宏

66

眞一

88

原子力産業に従事する組織成員意識の変化に関する探索的検討… ……………………………………………… 河合

SR‑6

温暖化対策として原子力発電の受容が高まらない要因… …………………………………………… 北田

SR‑7

原子力発電所の安全対策に対する人々の受け止め… …………………………………………… 幸前

SR‑8エネルギー問題に関する中間層の受け止めとペルソナの提案… …………………………………………… 夛田

SR‑9

23

美浜町小中学校エネルギー環境教育質問紙調査結果とその応用… …………………………………………… 大磯

技術システム研究所
NT‑1

疲労劣化を考慮した地震荷重に対する信頼性評価モデルの開発… …………………………………… 釜谷

NT‑2

105

陽一

ほか

117

克彦

ほか

126

敦子

ほか

135

実機ステンレス鋼溶接金属のフェライト相とオーステナイト相のミクロ組織と引張特性… …………………………………… 三浦

NT‑7

ほか

低合金鋼の照射ミクロ組織変化と局部共振高調波強度との相関… …………………………………… 小島

NT‑6

弘二

原子炉容器鋼中の溶質原子クラスタ形成に対する Mn の影響… …………………………………… 藤井

NT‑5

96

T 字配管合流部分岐管上流への逆流現象の数値シミュレーション… ………………………………… 歌野原

NT‑4

ほか

T 字配管合流部における熱応力変動の数値シミュレーション… …………………………………… 三好

NT‑3

昌幸

照光

ほか

143

PWR1 次系模擬水中における TT690 合金冷間加工材の SCC 発生評価（第２報）- 変形を許容した高応力条件下での亀裂発生挙動 … ……………………………………… 寺地

NT‑8

ほか

159

卓也

ほか

175

卓陽

ほか

187

照射ステンレス鋼の粒界酸化挙動… …………………………………… 福村

NT-9

巧

SUS630 の高温水中 SCC 挙動に及ぼす長時間熱時効の影響… …………………………………… 山田

NT‑10 エルボ管テーパ部の軸方向欠陥に対する超音波探傷試験条件の検討（第２報）… …………………………………… 市来

隆一

ほか

197

NT‑11 米国原子力発電所の火災防護検査における指摘事項の傾向分析… ……………………………………………… 徳久

聡

206

統啓

211

NT‑12 米国原子力発電所の異常事象報告書（LER）に関する傾向分析… …………………………………………… 永山

NT‑13 統計的安全評価における代替統計モデルの適用（不確かさ解析への適用性に関する検討）… …………………………………………… 木下

郁男

219

ほか

231

NT‑14 瓦礫等による放射線源の評価手法を反映した線量評価システムの高度化… …………………………………… 川崎

郁夫

資
R‑1

料

潜在リスク気付き支援研修の試行と展望… ……………………………………… 作田

R‑2

博

ほか

237

ノンテクニカルスキルに着目した緊急時対応訓練の開発

…

－（5）たいかん訓練ガイドブックの作成－… ……………………………………… 彦野
R‑3

裕子

247

学

ほか

252

利恵子

ほか

275

新型コロナウイルス感染症流行下でのテレワークの実態に関する調査動向

母と子のための放射線学習絵本の制作と多言語展開プロジェクト… ………………………………… 高木

R‑6

242

ほか

… ……………………………………… 後藤
R‑5

ほか

変圧器外観点検における技能の把握の試み－熟練者と若手の注視行動の比較を通じて－… …………………………………… 松井

R‑4

賢

美浜町エネルギー環境教育体験館「きいぱす」と「観光」をつなぐ…

ゲートウェイ施設の検討ワークショップに関する報告

…

－地元と協調した施設と地域の活性化の検討－… ………………………………… 西野
R‑7

加奈江

ほか

280

エネルギー・環境問題の視点を取り入れた授業実践事例について

…

（2019 年度エネルギー環境教育関西ワークショップ報告）… ……………………………………………… 近田

解
C‑1

292

使用済燃料ピットの水温および水位の簡易評価ツール - Pit Calculator - の改良（その２）
千裕

300

ほか

304

フラッディング状態における鉛直管内での流動特性… …………………………………… 村瀬

C‑4

雅志

海外における商業用原子力発電所の廃止措置の現状… ……………………………………………… 柳
C‑3

287

説

… …………………………………………… 新崎
C‑2

昇

道雄

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

貴世志

ほか

315

CONTENTS

Foreword
F‑1
The Impact of the New Coronavirus Infection and Prospects for the Post-COVID-19 …
Period……………………………………………………………………………………… Hiroo Imura
1

ArticlesInstitute of Social Research
SR‑1 Examination of Self-assessment of Safety Culture 
in Nuclear Power Plants Prototype Questionnaire for Collecting Information……………………………………………………………………………… Miho Takagi et al.

…
2

SR‑2

Vertical Co-operation in an Organization and Employee Work Motivations………………………………………………………………………………… Tomohiro Fujita

SR‑3 Characteristics of Nuclear Power Stations based 
on Questionnaire Survey of Safety, and Their Impact……………………………………………………………………………………Hirokazu Fukui

11
…
23

SR‑4

Latent Semantic Analysis of Free Description Answers Utilizing Topic Model…………………………………………………………………………………… Yutaka Nishida

SR‑5 Exploratory Studies about Change of Consciousness Job Attitudes of Employees in the Nuclear Energy Industry and Organizations…………………………………………………………………………………… Manabu Kawai

31
…
38

SR‑6

Factors That Make It Difficult to Accept Nuclear Power Generation…
as a Measure Against Global Warming…………………………………………………………………………………… Atsuko Kitada
SR‑7

43

Change in perception of people towards information about safety measures 
for nuclear power plants…

………………………………………………………………………………… Hideharu Kouzen

58

SR‑8

Perception of People with an Intermediate Attitude to Energy Problems and Proposal of Four Persona Types…………………………………………………………………………………… Mikihiro Tada
SR‑9

Energy Environmental Education Questionnaire Survey Results Obtained by Mihama Town Targeting Elementary and Junior High School Pupils and Practical Application of the Results……………………………………………………………………………………… Shinichi Oiso

…
66
…
…
88

Institute of Nuclear Technology
NT‑1 Development of reliability assessment model 
for seismic loading that considers fatigue damage……………………………………………………………………………… Masayuki Kamaya

…
96

NT‑2

Numerical Simulation of Thermal Stress Fluctuation 
at a Mixing Tee for Thermal Fatigue Problems……………………………………………………………………………… Koji Miyoshi et al.

…
105

NT‑3

Numerical Simulation of Penetration Flow into T-Junction Branch Lines………………………………………………………………………… Yoichi Utanohara et al.

117

NT‑4

Effects of Mn on Solute Atom Clustering in Reactor Vessel Steels…………………………………………………………………………… Katsuhiko Fujii et al.

126

NT‑5

Correlation between Microstructural Changes of Low Alloy Steels Irradiated 
by High Energy Electrons and Acoustic Nonlinear Intensities …
…

by Local Resonance Harmonic Measuring…………………………………………………………………………… Atsuko Kojima et al.

135

NT‑6

Microstructures and tensile properties of ferrite and austenite phases in stainless steel welds used in PWRs………………………………………………………………………… Terumitsu Miura et al.

…
143

NT‑7 SCC initiation in cold worked Alloy TT690 under simulated PWR primary water
…
（2nd report）- Crack initiation under high stress condition allowing plastic deformation ………………………………………………………………………………… Takumi Terachi
159
NT‑8

Grain Boundary Oxidation Behavior of Neutron Irradiated Stainless Steels…………………………………………………………………………Takuya Fukumura et al.
NT‑9

175

The effect of long-term thermal aging on SCC of SUS630 in high-temperature water…………………………………………………………………………… Takuyo Yamada et al.
NT‑10 Study on Ultrasonic Testing Conditions for an Axial Flaw in a Taper of Pipe Elbow on Weld Piping（II）

187…

……………………………………………………………………………… Ryuichi Ichiki et al.

197

NT‑11 Trend analysis of findings in the fire protection inspection of U.S. nuclear power plants………………………………………………………………………………… Satoshi Tokuhisa…
206

NT‑12 Analysis of License Event Reports at U.S. Nuclear Power Plants…………………………………………………………………………… Munehiro Nagayama

211

NT‑13 Application of Surrogate Models for Statistical Safety Evaluation
（Investigation of Applicability for Uncertainty Analysis）…………………………………………………………………………………… Ikuo Kinoshita…
219

NT‑14 Improvement of dose evaluation system that reflects the evaluation method of radiation sources such as debris…

…………………………………………………………………………… Ikuo  Kawasaki et al.

231

Reference
R‑1
A Pilot Study and Prospects for Training to Support Potential Risk Awareness…………………………………………………………………………… Hiroshi Sakuda et al.

237

R‑2

Development of Emergency Response Training Focusing on Non-Technical Skills  …
-（5）Preparation a Guidebook for ECOTEC …………………………………………………………………………… Masaru Hikono et al.
242
R‑3

Experiment to understand use of skills in visual inspection of transformers - Fixation behavior of an expert and a young worker ……………………………………………………………………………… Yuko Matsui et al.

…
247

R‑4

Trends in Surveys about Home Teleworking During the COVID-19 Pandemic in Japan……………………………………………………………………………… Manabu Goto et al.

…
252

R‑5

A picture book of radiation learning for mothers/young children and its global dissemination……………………………………………………………………………… Rieko Takaki et al.

…
275

R‑6

Report on the workshop for considering a gateway facility linking Mihama Town's…
hands-on energy and environment education facility “Kiipasu” with tourism - Discussions on how to vitalize the facility and the region in cooperation with local communities ……………………………………………………………………………… Kanae Nishino et al.
280
R‑7

Lessons incorporating energy and environmental issues（Report at the FY2019 Kansai Workshop for Energy and Environmental Education）…………………………………………………………………………………… Noboru Konda…
287

Commentary
C‑1
Current status of decommissioning of commercial nuclear power plants overseas………………………………………………………………………………… Masashi Shinzaki
292
C‑2
Second Revision of Pit Calculator （ Simple Evaluation Tool for Water Temperature and Water Level of Spent Fuel Pit ）…

…………………………………………………………………………………… Chihiro Yanagi

300

C‑3

Flow Characteristics in Vertical Pipes under Flooding Conditions…………………………………………………………………………… Michio Murase et al.

304

Modeling of safety equipment based on Fukushima Daiichi Nuclear Power Station
C‑4
Accident in the severe accident analysis code “MAAP”……………………………………………………………………… Takayoshi Kusunoki et al.

315

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 F-1

1━━ 巻頭言 ━━新型コロナウイルス感染症の衝撃とポストコロナ時代の展望
The Impact of the New Coronavirus Infection and
Prospects for the Post-COVID-19 Period
井村裕夫（Hiroo Imura）＊1

2020 年という年は，後世まで語り継がれる年とその一つとして考えねばならないのは，地球温なった．それは中国に始まった新型コロナウイル

暖化問題への対応である．地球の温暖化が進みつス（SARS-CoV2）による感染症（COVID-19）が，つあることは様々なデータから明らかである．今全世界に蔓延し，この原稿を書いている時点で感回のパンデミックとの関係は不明であるが，温暖染者数は 1000 万人を超え，死者も 50 万人以上と化に伴う生態系の変化が関係している可能性は当なっている．このような新しい感染症は，医学の然考えられる．しかも野生動物のすみかである熱世界でもほとんどの人が予測できなかった．また，帯雨林は，アフリカでもアマゾンでも，人間活動

進歩した現在の医学でも迅速に対応する方法がなの拡大によって減少している．その結果ウイルス

く，古くからある都市封鎖などの社会的隔離手段の宿主であった野生動物が減少したことによって，をとったことによって，大きな経済的危機に直面

ウイルスの人への感染が増えたという可能性は当することとなった．改めて，感染症の広範囲な蔓然考えられる．アフリカのエボラ出血熱なども，延，パンデミックの脅威を身にしみて感じることその一例である．そして今後も，このような新しとなったのである．

い感染症は，必ず出現してくると予想される．こ感染症のパンデミックは，14 世紀のペスト，20のパンデミックの被害と経済の低迷を契機に，我々世紀のインフルエンザを始め，過去に何度もあっは現代文明の問題点について考え直すべき時期にたようであるが，今回のパンデミックの特徴は，きていることは明らかであろう．

極めて短期間に全世界に拡がったことである．そ現代の医学は，遠からず COVID-19 の流行を，押れは航空機による交流が活発になり，多くの人がさえることができるであろう．しかしポストコロナ

国境を越えて旅行するようになったからである．

時代は，現在の世界の延長になるとは考えにくい．

その背景には経済活動に国境がなくなり，少しですでに米中の覇権争いは激化しているし，それはも安い労賃を求めて工業生産も国際化してしまっ

ポストコロナ時代さらに激しくなる可能性がある．

たことがあると言えよう．マスクのような簡単な

それとともに経済活動も，やや異なった形で復活

ものが，日本ではほとんど作っていないことを知っするであろう．しかしコロナのパンデミックを契て，改めて経済活動が著しく国際化していること

機に，世界はもう一度現在の文明のあり方を再検を思い知った．このパンデミックがどのように終討し，人類にとってよりよい未来を拓くよう努力

息するか分からないが，現代文明が一つの岐路にすべきである．自然科学系のみでなく，人文社会立っていることは明らかであろう．

系も含んだ，新しい学問の発展に期待したい．

＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所 最高顧問
京都大学名誉教授、元京都大学総長
日本学士院長（公財）神戸医療産業都市推進機構名誉理事長

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-1

2

原子力発電所における安全文化の自己評価方策の検討
情報収集のための質問紙の試作
Examination of Self-assessment of Safety Culture in Nuclear Power Plants Prototype Questionnaire for Collecting Information
高城
前田

美穂（Miho Takagi）＊1

余村朋樹（Tomoki Yomura）＊2

典幸（Maeda Noriyuki）＊2

井上枝一郎（Shiichiro Inoue）＊2

要約
安全文化の自己評価の方法の一つは，広く深く多様なデータを収集し，それを基に専門
部署や専門家が評価を実施するというものである．一方，現場の職員が自ら組織の安全文化を見
つめ，継続的な改善につなげる機会を増やすことも，安全の向上にとって重要である．このような「自分たちの組織を自ら評価する」自己評価を支援するため，本研究では自らの安全文化を比較的簡便に評価する方策を検討する．

一般に安全文化評価の手順は，評価のための情報の収集と，収集された情報を基にした評価に整理できる．本研究では，評価のための情報収集の一方策として質問紙を試作した．質問項目は「健全な原子力安全文化の特性（INPO（2012））」（10traits）を参考として作成し，自由記述形式で回答を求めるものとした．
キーワード

安全文化，セルフアセスメント，健全な安全文化の特性（10traits）

Abstract
One approach for self-assessment of safety culture is first to collect diverse anddetailed data, and second to have specialized departments and experts carry out the assessment
using the collected data. On the other hand, it is also important for safety improvement to increase
opportunities for the on-site staff to continuously improve by looking at the organizational safety
culture. In order to support such self-assessment of “assessing our own organization”, in thisstudy, we consider a method to assess one's own organization by a relatively simple method. 
Generally, the procedures for a safety culture assessment can be organized into informationcollection for assessment and assessment based on the collected information. In this paper, aprototype questionnaire was prepared as one measure for collecting information for assessment.
The question items were prepared with reference to “Traits of a Healthy Nuclear Safety
Culture（INPO（2012））”, and respondents were requested to answer in free-form format.
Keywords

safety culture, self-assessment, Traits of a Healthy Nuclear Safety Culture

1. 背
 景

これに加えて，IAEA（2006）は安全文化の自己評価（セルフアセスメント）の必要性を指摘してい原子力発電所において，安全文化の醸成は重要なる．安全文化の自己評価は「安全文化を強化するた課題である．
安全文化の醸成には様々な方法があり，めの包括的なアプローチの一部」と位置付けられ，その一つの方法として，我が国の原子力発電所にお自己評価は “ 組織文化を評価し，改善を行う ” といいては世界原子力発電事業者協会（WANO）によ

う組織による学習の一環と見なすことができる．更るピアレビューや，原子力安全推進協会による安全に IAEA（2016）は，自己評価を行うという行為自文化アセスメントといった組織外の第三者による事

体が，組織の構成員の安全や安全文化に対する意識

業所評価が実施されている．

を高めるとしている．一般に自己評価は，他の評価＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所＊ 2 （公財）大原記念労働科学研究所

社会システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-13方法に比べると組織の構成員が関与する場面が多るが，本研究では，自らの組織文化を見つめて改善

く，評価が適切に行われれば，改善に対する意欲がにつなげる機会を増やすことに主眼を置く．

育まれ継続的な改善につながるとして，安全文化の自己評価を推奨している．

2. 目
 的

なおシャイン（2004）が指摘するとおり，質問紙
によって文化評価を行うことは難しいが，事業所全体の評価においては，評価担当者は組織の状態を表す様々な情報を基に評価しており，役職者による自部署の評価（質問紙の回答）は情報の一つとして，安全文化の自己評価の方法には，まず，組織内の他の情報と合わせて解釈される．また，評価担当者

専門部署や専門家が広く深く多様なデータを収集

は役職者と同じ組織に所属しているため，役職者のし，それを基に評価を実施するという方法がある．

回答の意図を解釈し，評価のための情報として活用

そのような方法は，例えば IAEA（2002, 2016）にすることが可能と考えられる．

提案されている．
一方，現場の職員が自ら自分たちの組織文化を見つめ，継続的な改善につなげる機会を増やすこ
とも安全の向上にとって重要と考えられる．IAEA（2016）が指摘しているように自己評価は組織によ

3. 質 問紙の設計方針
3.1 自 由記述方式（質的な情報の収集）

る学習の機会であり，現場の職員が評価に主体的に質問紙の目的は，安全文化評価のための情報の収関わることによって学習が更に促進されることが期集である．そのため質問紙は，例えば５件法で回答待できる．
そのような自己評価を支援するためには，を求める方式のように予め回答の範囲が決められた

比較的簡便に自分たちの安全文化を評価できるようものではなく，文化評価の参考となるような情報がな方策の検討が求められる．

広く得られる方式が望ましい．そこで本研究では，

本研究は A 社の協力を得て行った．A 社では安全

役職者が感じている職場の状況や課題，実行してい文化評価（自己評価）を毎年実施している．A 社のることなどについて探索的に情報を得るため，自由

安全文化評価は，まず，事業所の各部署の役職者が記述方式による質問紙を作成する．

自部署を評価し，次に，役職者による評価結果を含む様々な情報を基に，同事業所に所属する評価担当者が事業所全体を評価するという手順で行われている．A 社の安全文化評価は，各部署の役職者にとっ3.2 目
 指す安全文化の姿とのギャップの評価て自部署の文化を見つめる機会となっている．また安全文化の評価では，目指す安全文化の姿と現状

事業所内の評価担当者による事業所全体の評価も，の姿のギャップを見つけることで，改善につなげて

評価担当者は自分たちの組織を改善する取り組みといくことができると考えられる．米国の原子力発電

して，自部署を含む事業所全体の評価を行っている運転協会（INPO）の『Traits of a Healthy Nuclear

ことから，「自ら自分たちの組織文化を見つめるも

Safety Culture（2012）（以下，「10traits」）』は，健の」と位置付けることができる．本研究では，事業全な安全文化の特徴を 10 個の特性（trait）によっ

所全体の評価を対象として検討を行うこととする．

て示しており（表１），序文には「事業者の管理者

安全文化評価の手順は，一般には，これらの特性と事業者の日常の方針および実践（1）評価のための情報の収集していることとを詳細に比較し，その相違点を改善（2）収集された情報を基にした評価の根拠として活用することが望ましい」と述べられに整理できる．A 社の役職者による自部署の評価はている．当然ながら，「10traits」が安全文化の特徴「（1）評価のための情報の収集」に相当し，この過を網羅していると言い切ることはできない．しかし程で豊富な情報が得られれば，事業所全体の評価が「10traits」はこれまでの多くの安全文化に係る知見

より適切なものとなると期待できる．そこで本研究に基づいてまとめられており，また 10 個の「特性」

では，そのための簡便な方法として，役職者が自部が「個人の役割」「経営・管理の役割」「経営・管理署を評価するための質問紙の試作を行う．豊富な情の仕組み」という枠組みで整理され，この枠組みは報を得るためにはヒアリングなどの方法が考えられ

組織活動の構造を考慮したものと思われることかINSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-1

4

表１「健全な安全文化の特性」という感触を掴む目的もあったため，質問項目は全

健全な安全文化の特性ての「特性」についてではなく，任意の「特性」に・個人が責任を持つ・問い直し続ける姿勢を持つ・安 全のためのコミュニケーションを行う

基づく７項目のみを作成した．質問項目のうち３項

個人の役割・リーダーが責任を持つ
経営・管理の・意思決定の規則と権限が明確である
役割
・相互の信頼と尊敬が職場に浸透する・継続的に学び続ける
経営・管理の ・安全に関する問題を見つけて解決する・懸念を提起できる環境をつくる
仕組み
・作業プロセスが安全を維持する（IAEA（2012），日本語訳は筆者らによる）

目は A 社の評価指標にも該当する内容であり，４
項目は A 社の評価指標には該当するものがないと考えられる内容であった．また「10traits」の「個人の役割」「経営・管理の役割」「経営・管理の仕組
み」の全ての要素が含まれるよう配慮した．質問項
目の例を下記に示す．
問 1. あ なたの部署では，部署の仕事に必要な知識や技術，経験を確実に保持・向上するために

ら，「10traits」を安全文化評価に活用することの有

どのような取り組みを行っていますか．また，益性は高いと考えられる．

不足を感じていることや，気になることがあ

一方，A 社では独自の評価指標により安全文化

れば併せて教えて下さい．
（具体的な内容・評価が行われている．A 社の評価指標と「10traits」

理由）


…

を比較すると，互いに重なる部分と重ならない部分

同様に，協力会社については如何ですか．

…

があるため，両者の内容を合わせて用いることで，〔該当する「特性」：継続的に学び続ける〕

安全文化評価のためのより多くの情報を得ることができると考えられる．そこで質問項目は「10traits」

問 2. あ なたの部署では，一人ひとりが自分の担当を目指す安全文化の姿と位置づけて現状の姿とのする業務の目的や意味を理解して，自分が行っギャップをたずねることを基本とし，同時に A 社

たことをいつでも自信をもって（責任をもっの評価指標の内容も包含するものを作成することとて）説明出来るという主体的な姿勢で取り組する．

んでいると思いますか．

4. 質
 問紙の試作…

一部には，「言われたことをやっている」「与
えられた仕事をおこなった」という受け身の姿勢が見られるのでしょうか．

…

質問紙は３回の試行を通して作成した．
各試行は，実践の程度や，期待と現実の差，苦労されて質問紙への回答と，回答後のインタビュー調査で構…
いること，現状の理由などを教えてください．

成した．試行を通して得られた結果を基に，都度，〔該当する「特性」：個人が責任を持つ〕

質問項目や実施方法に変更を加えた．３回の試行の概要を述べる．

4.1 試
 行１
質問紙の試作
質問項目は「10traits」に照らして自職場を評価することを求めるものとし，かつ A 社の評価指標

問 3. あなたは，部下が原子力安全を守ることを「自分ごと」として捉えて最優先するよう，どのような働きかけをされていますか．

…

（例えば部下が安全を最優先する行動を実践している場合や，逆にないがしろにしている場
合，どのように関わっていますか）…

〔該当する「特性」：リーダーが責任を持つ〕の内容も包含することを考慮して作成した．具体的には，まず「あなたの部署では〜ですか」，あるい

試行の実施方法

は「あなたは〜していますか」という表現で職場の試行は，過去に A 社に勤務し，役職者の担務経状況をたずね，次いで，不足していること，不足し験がある B 社職員３名の協力を得て行った．質問紙ている理由と思われることなど更に具体的な内容をの依頼と説明はメール並びに口頭で行った．質問紙

たずねた．試行１では，まず「どのようなたずね方

調査はメールに返信する形で回答を得た．インタをすると，具体的にどのような回答が得られるか」ビュー調査は一対一の対面式で，回答にかかった時

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-15間や，質問紙回答時に答えづらかったこと，回答にい．そこで，試行２では「健全な職場の姿」をあたって感じたことなどを広くたずねた．

提示し，その姿と自分たちの職場のギャップを聞くという形式に変更する．

結果

c. 試行１で得られた回答は，現象として現れてい質問紙への回答は，質問項目に関連する具体的なる状況の記述が中心であり，なぜそのような状業務や取り組みを挙げて「このような形で実施して況になっているかといった状況の背後にある考いる」ということを説明したものや，あるいは，回え方や価値観の記載は少なかった．文化評価の答者が現状に対して懸念を感じていることを挙げた

ための情報としては，状況に加えて，その状況

ものが中心であった．その内容は，現象として現れの背後にある考え方や価値観といった情報が得ている状況の記述が中心であり，なぜそのような状られることが望ましい．また試行１の質問形式

況になっているかという，状況の背後にある考え方

では，一つの項目の中に複数の内容が含まれてや価値観の記載は少なかった．

いたため，ギャップの背景についてたずねる質

また，回答後のインタビューでは次のような意見問内容が埋没し，認識されにくかった可能性がが得られた．

ある．そこで試行２では，まず「健全な職場の姿」

・質問項目がどのようなレベルの回答を求めていると自分たちの職場のギャップをたずねたのち，のかが回答者にわかりづらい．
・回答者にとって，職場の良い点は記載せずに，問題点だけを記載することは不安感がある．
・回答者は自分の回答がどのように扱われるのかについて懸念を持つ可能性がある．

4.2 試
 行２
質問紙の改良試行１の結果に基づき，
主に以下の変更を行った．

「ギャップあり」と回答した場合には，次の質問項目としてギャップの理由や，それを埋めるために行っていることなどをたずねる．なおシャイン（2004）は，組織が標榜している価値観と，同じ分野の文物とを比較し，両者に差異がある箇所を考察することで「暗黙の仮定」が推定できると述べている．改良した質問項目のアプロー
チもこれに類似していると言える．
d. 評価のための情報として，目指す姿と現状の姿とのギャップがあるところだけでなく，良いところ，長所と思われているところも重要である

a. 回答者がどのようなことを回答すればいいかがため，「ギャップなし」と回答した場合も「どのわかるようにするため，冒頭に「質問紙調査のようにできているのか」の現状の記載を求める．

導入文（あいさつ文）」を設け，質問紙の目的を明確にする．また，質問紙調査は改善のために

質問紙は設問１と設問２で構成した．設問１は，行うものであることを強調し，気がかりに感じ「健全な職場の姿（21 項目）」を提示し，各項目にていることを積極的に回答するよう求める．更

ついて，下記に示す Q1 〜 Q5 に回答を求めるものとに，回答において何らかの課題を挙げても，そした．
「健全な職場の姿（21 項目）」は，「10traits」の解決を回答者に求めないことを明記することと A 社の評価指標を網羅するよう作成した．
「健全

により，回答者の懸念を取り除く．

な職場の姿」の例と，Q1 〜 Q5 は次の通りである．

b. 試行１では「あなたの部署では〜ですか」，ある

質問紙は，Excel シートで作成し，各行に「健全ないは「あなたは〜していますか」という表現で職場の姿」，各列に Q1 〜 Q5 を配した．なお，以下，質問したところ，得られた回答は質問項目に関質問文では「健全な職場の姿」を「健全な職場」と連する具体的な業務や取り組みを挙げて「この表記する場合がある．

ような形で実施している」ということを説明したものが多かった．
「〜ですか」という表現で問われたことで，「問題ない」という回答が増えたと推察できる．しかし，文化評価の目的は改善であり，そのためには目標とする姿と現状とのギャップにできるだけ目を向けることが望まし

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-1

6〔
「健全な職場の姿」の例〕

結果・
（あなたを含めて）あなたの組織・部署のリーダーの行動・発言は，安全重視の考えをメンバーに伝

質問紙への回答やインタビュー結果から，主に以下のような課題が挙げられた．

えるものになっている（現場に出向く，人・予算・時間などを安全に優先的に割り当てるなど）
…

・質問項目数が多い（「健全な職場の姿（21 項目）」〔該当する「特性」：リーダーが責任を持つ〕

× Q1 〜５）
ために回答者の負担が増え，回答の質・・一人ひとりは，安全に関して，指示されたこと，量ともに低下する懸念がある．

決められたことをやるのではなく，主体的に考え，・試 行では，「健全な職場の姿（21 項目）」を，A…

社の評価指標の項目順に合わせて並べたため，業務を行っている．
〔該当する「特性」：個人が責任を持つ〕「10traits」の「個人の役割」「経営・管理の役割」「経・あなたの組織（または部署）では，部署の仕事に営・管理の仕組み」の区分に基づく主語がランダ

必要な知識や技術，経験を確実に維持・向上させ

ムな順番になり，不明確になっている．そのためる仕組みがあり，機能している．協力会社の技術「あなたの組織・部署のリーダー」「一人ひとり」…

「あなたの組織（または部署）」といった様々な主力を確認し，必要な対処を行っている．
〔該当する「特性」：継続的に学び続ける〕

語が混在し，回答しにくいものになっている．
・Q2 の質問文では具体的な理由の記載を求めていQ1. 「健全な職場」と比べた際の，ギャップを列挙

るが，試行２の回答では全般的に具体例の記載がしてください．
（ギャップが無い場合は，「なし」

少ない．質問項目が多いことで回答の質量が抑制と記入し，Q5 のみ回答してください）された可能性もある．

Q2. なぜそのギャップがあるのか，その理由を具体的に書いて下さい
Q3. そのギャップを埋めるために，特に取り組んでいること，あるいは，こうした方が良いと思っていることがあれば書いて下さい

4.3 試
 行３
質問紙の改良試行２の結果に基づき，
主に以下の変更を行った．

Q4. その他言いたいことを何でも書いて下さい
Q5. ギャップが無いと回答した場合，どのように出来ているか，その現状を書いて下さい

e. 類似する「健全な職場の姿」を統合し，21 項目
から 18 項目に減らす．
f. 質問項目を減らすため，「ギャップなし」の場合

また設問２として，設問１のように「10traits」の「ギャップがない状況」の記述（試行２の Q5）などの指標に囚われない更に自由な視点での記述をは削除する．質問紙は Excel シートで作成し，心求めるため，組織における好ましい文化と変えてい理的な負担感を減らすため，４つの質問項目をくべき文化をたずねる項目を別途設けた．

一つのセルに記す．
g. 具体的な内容の記載を促すため，なるべく具体

試行の実施方法
試行２は，試行１と同じ B 社職員３名の協力を得て行った．実施方法についても，試行１と同様の方法で質問紙調査とインタビュー調査を行った．
なお，試行協力者の負担を軽減するため，全ての質問項目への回答は求めず，設問１は「健全な職場例を挙げて回答するよう求める文章を質問紙に加える．
h.「健全な職場の姿」は「個人の役割」
「経営・管
理の役割」
「経営・管理の仕組み」の区分で整理し，何についての回答が求められているかを理解しやすくする．

の姿」とのギャップがある項目とギャップがない項
目を各３項目ずつ任意に選び，回答することを求

質問紙は，「健全な職場の姿（18 項目）
」につい

めた．
（
「ギャップあり」の場合は続けて Q1 〜 Q4，て下記①〜④に回答を求める設問１と，試行２と同「ギャップなし」の場合は Q1，Q5 に回答する．
）た様の設問２で構成した．

だし質問文が理解できるかを確認するため，Q1 についてのみ，
全ての項目（21項目）
への回答を求めた．

① 「健全な職場の姿」と比べた際のギャップを列挙

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-1

7

してください（「ギャップ無し」の場合は，「なし」

た場合，回答者である役職者自身がリーダーシップと記入し，②〜④は回答不要です．
）

を発揮していないとも解釈できてしまうため，その② ギャップがある理由

ような回答をすることは難しいのではないか」とい③ ギ ャップを埋めるための取り組みや，こうしたう意見が出された．このような回答は，ネガティブ方が良いと思っていることな回答をすることの不安感を示しているものと考え④ その他言いたいことを何でも書いて下さい

られる．しかし，安全文化評価は改善点を見つけるためのものであり，「健全な職場の姿」は目標であっ試行の実施方法て，その意味ではそもそも永遠に満足されないもの

試行３は，A 社の職員３名と，試行 1,2 の協力者とは異なる B 社職員３名の協力を得て実施した．B
社職員３名は過去に A 社に勤務し，役職者の担務経験がある．依頼と説明は，A 社職員に対してはメールのみ，B 社職員に対しては口頭並びにメールである．そこで質問紙の冒頭に，このことを明確にする文章を追加することとした．

5. 質 問紙と主な特徴で行った．質問紙調査はメールに返信する形で回答

以上の試行を踏まえて作成した質問紙の質問項目を得た．インタビュー調査は一対一の対面式で，回を表２に示す．また，質問紙への率直な回答を促す

答所要時間，質問紙回答時に答えづらかったことやことを目的として，質問紙の目的や回答の取扱い等考えたことなどを中心にたずねた．

についてまとめた「質問紙調査の導入文（あいさつ文）」を合わせて作成した．

結果

以下に質問紙の主な特徴を改めて整理する．

回答後のインタビューでは，「『個人の役割』に属する『健全な職場の姿』にギャップがあると回答し
表２

各部署の役職者が自部署を評価するための質問項目

設問１
次に挙げる「健全な職場」の姿とあなたの職場とのギャップをお伺いします．
（※以下のような「健全な職場」は理想であって，私たちは現状をより向上させたいと思っています．そのため，ギャッ
プがあって当然だと考えています）
以下の質問について，なるべく具体的な例を挙げて回答して下さい（回答欄は適宜広げて記載して下さい）
①「健全な職場」と比べた際のギャップを列挙して下さい（「ギャップ無し」の場合は，「なし」と記入 ※ギャップが無い場合も，そう判断した理由や，良好な状況，取り組み，
その他気がかりな点について記載頂けると幸いです）② ギャップがある理由③ ギャップを埋めるための取り組みや，こうした方が良いと思っていること④ その他言いたいことを何でも書いて下さい
社長から社員まで一人ひとりの安全に対するコミットメントについてたずねます．
〔「健全な職場」の姿〕（1）一人ひとりは，指示されたこと，決められたことのみをやるのではなく，安全に関して自ら責任を持って考え，業務を行っている．
（2）一人ひとりは，ルールの意味や遵守することの重要性を理解し，遵守している．
（他人のルール違反を指摘・正すことも，ルール遵守の内です）
（3）一人ひとりは，用心深く現状を問い直し，リスクを探し続けている．
（例）・現状に満足することなく，「これで大丈夫か」「何か問題はないか」など問い直している（4）一人ひとりは，安全に焦点を当てて（focus して）必要な情報の伝達・交換を行っている．
（例）・相手，内容，方法を考慮してリスクが小さくなるようにしている・どのような相手にも正直に残存リスクを伝えている
・立ち話などの非公式なコミュニケーションの場でも安全を重視した言動を行なっている・意思決定の理由を伝えているなど

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81）
「健全な職場の姿」とのギャップの有無とその背景をたずねる・質問項目を「〜ですか」という表現にした場合，「問題ない」という回答が増えると予想される．そこで質問項目は，「健全な職場の姿」と回答者の職場とのギャップをたずねるものにする．

マネジメントの役割にある人の安全に対するコミットメントについてたずねます．
（※社長から発電所の作業長まではもちろんのこと，担当者であっても，協力会社に対してマネジメントの機能を果たす場合は該当します）〔「健全な職場」の姿〕（5）
（あなたを含めて）あなたの組織
・部署・チームの長の行動・発言は，安全重視の考えをメンバーに伝えるものになっ
ている．
（現場に出向く，人・予算・時間などを安全に優先的に割り当てる，褒める・叱る，インセンティブを与えるなど）（6）
（あなたを含めて）あなたの組織・部署・チームの長は，安全を確保するために，責任・権限・役割を明確に割り振り，それが上手く機能している．
（7）
（あなたを含めて）あなたの組織・部署・チームの長は，安全に関わる意思決定について，十分に納得できるまで
は先に進まない判断が行われている．
（例）
・ルールに沿った厳密な判断が行われている・許容範囲だから良いというのではなく，より安全側に倒した判断が行われている
・行った判断について，後の判断のために，意思決定の根拠を記録に残している（8）
（あなたを含めて）あなたの組織・部署・チームの長は，互いに信頼と尊敬のある職場を作っている．
・幹部は，現場第一線の状況を把握している
・部署のメンバーは，安心して意見が言い合える
組織運営のやり方や仕組みについてたずねます．
〔「健全な職場」の姿〕（9）あなたの組織（または部署）は，個人としてではなく，組織として以下のような幅広い方法で学び，有効に活用している．
・自分たちの運転経験に加え，社内外の運転経験を主体的に収集し，組織として改善のチャンスを作っている ・自分たちの知識，技能を継続的に向上させるために，他の組織をベンチマーキングし組織として学んでいる ・自分たちの組織の状況や仕事の仕方を批判的な視点で組織としてチェックしている（10）あなたの組織（または部署）では，部署の仕事に必要な知識や技術，経験を確実に維持・向上できており，仕組み
も上手く機能している．
（協力会社の技術力を確認し，必要な対処を行うことも含む）（11）あなたの組織（または部署）では，不具合事象・懸念事項について，しっかり把握・分析・対処・解決されている．
（12）あなたの組織（または部署）では，小さなリスクや懸念，組織的な問題を指摘する意見を持ったときに，上司や同僚に伝達・共有しやすくなる仕組みが整えられ（職場環境，体制，ルール，ハードウェア），安全のために有効に機能している．
（13）あなたの組織（または部署）では，作業を計画・管理し，実施する手順（ルール）には，安全を確保するための要
件が落とし込まれている．また，それらのルールは体系的に整備され，使いやすいものになっている．
（例）

・安全が何よりも優先されるような作業管理・工程管理・慎重に設定された設計余裕・正確で（技術的に間違いがない，確実に意図が伝わる），最新な文書の作成と維持 など
組織内外との関わり等についてたずねます．
〔「健全な職場」の姿〕（14）組織内，組織間の連携は良好である．（事業本部－発電所，発電所内）（15）協力会社・外部関係組織との意思疎通・連携が十分図られている．
（16）外部（地元・社会の皆様）へのタイムリーかつわかりやすい情報提供を行い，外部からの声に耳を傾けている． （透明性の確保，社会からの信頼の確保のため）（17）あなたの組織（または部署）では，外部（規制当局，自治体，社内独立監査部門等）意見の積極的聴取，業務への反映を行っている．
（18）一人ひとりは，モチベーションが高く，誇り，やりがいを持って仕事に取り組んでいる．
設問２
あなたの組織（または部署）における好ましい文化，また変えていくべき文化はどのようなものとお考えでしょうか．
自由にお書き下さい．

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・また，更にギャップの指摘を促すために，「健全な職場の姿」とは理想であり，ギャップが存在するのは当然である旨を付記する．
・「健全な職場の姿」とのギャップがある場合，続けてその理由やギャップへの対策を問う．ギャッ9

6. 試 行全体を通して得られた留意点
３回の試行の過程で，質問紙による情報の収集を阻害する要因が挙げられた．それらは概ね次のものに集約される．

プへの対策は，実際に行っていることのみでな
く，こうした方が良いと思っていることも記載を求める．

ア）言語化が困難である
自分たちの行動に影響を与えている組織文化は，・「健全な職場の姿」とのギャップが無い場合は，「な通常認識しない，あるいは認識できないものである

し」と記入することを求める．またそう判断したため，それを言語化すること自体が非常に難しい作

根拠等も重要な情報となるため，その記載を求め

業である．

る．
（試行２では一旦削除したが，文化評価における重要な情報であるため採用する．
）

イ）回答のための時間的余裕が少ない

・回 答が抽象的にならないように，なるべく具体

質問紙の回答者である役職者は非常に多忙であ的な例を挙げて回答することを求める文を付記

り，部署内の状況やその背景，組織の規範などを丁する．

寧に記載する余裕が少ない．

2）構造の明確化ウ）回答することにメリットがない・
「健全な職場の姿」を「個人の役割」「経営・管

丁寧に回答したとしても，それが現状の改善につ理の役割」「経営・管理の仕組み」の区分で分け，ながらないのであれば，回答することのメリットは

更にそれぞれに「〜についてたずねます」といっないと回答者に受け止められると考えられる．

た教示を設定することで，メリハリを付けるとともに，何についての回答を求めているかを明確にする．

エ）回答することでデメリットがある
役職者が課題や問題点を率直に記載することで，上司からの評価が下がったり，十分な支援なしに対

3）自由な記述

策を求められたりするのであれば，回答することの・設問１では「健全な職場の姿」毎に自由記述（④デメリットは大きいと感じられる可能性がある．

その他言いたいことを何でも書いて下さい）も設定することで，記載への心理的ハードルの低減や幅広い記載を図る．
・自組織の文化について，「10traits」などの指標にイ）については質問紙による工夫も求められるが，上記に対しては，基本的に次のような質問紙以外での対策が必要と考えられる．

囚われない更に自由な視点での記述を求めるた
め，別途自由記述（設問２）を設置する．

1）トップマネジメント層のコミットメント
事業所長や本店の経営層が安全文化評価の目的や

4）回答欄の大きさ

位置付けを理解し，現場の役職者をはじめとする安・回答用紙は Excel ファイルにより作成する．各行

全文化評価に関わる職員にその重要性を伝達するこに「健全な職場の姿」を配し，それぞれの「健全とにより，関係者の中のプライオリティを上げる．

な職場の姿」の隣の一セルを回答欄として，表２

安全文化評価が上手く機能するか否かは，トップマの①〜④の質問に回答することを求める．回答欄

ネジメント層のリーダーシップとコミットメントにの大きさによって記入量が抑制される（欄が狭い依存すると考えられる．

と文章量が少なくても良いとの暗黙的メッセージになり得る）ため，
回答欄は大きめにする．但し，

2）情報の取り扱い
（匿名性確保，対策の検討・実施

回答欄が大き過ぎると全体の質問量が多く見えるとの切り分けなど）

ため，ある程度に抑え，欄は適宜広げて記載する

記載された内容によって回答者ならびに当該部署よう求める文を付記する．

が不利益を被る恐れがないように，匿名性を確保す

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10

ることも一つの方法である．また，質問紙の回答はを作成したが，「10traits」では，例えば協力会社と必ず安全文化評価の所管部署によって適切にまとめの関係や社会との関係は扱われていない．しかしそた上で外部に見せるなどの手順を整えることで，回れらの要素もまた，原子力発電所の安全の向上にお答者が安心して回答することにつながると考えられいて重要な要素である．安全文化評価の指標は，組る．更に，質問紙に回答することと対策立案を切り織の置かれている状況や業務体制を鑑み，多様な視離し，課題を記載することで直接的に業務が増え点から検討して，より適切なものになるよう，創造ると回答者に思わせないようにすることも有効で的に取り組んでいくことが重要である．

あろう．
ただし，事業所内の役職者が回答する場合，現実には匿名性の確保は難しい場合もある．回答による

引
 用文献

不利益を被る懸念を取り除くためには，安全文化評

International Atomic Energy Agency（2006）．

価の目的や重要性を組織内で共有していくことが重The Management System for Facilities and

要と考えられる．

Activities, IAEA Safety Standard Series
No.GS-R-3.

3）ヒアリングやディスカッションの併用
本研究では，
情報収集の簡便な方策の一つとして，質問紙の試作を行った．しかし，質問紙による固定

International Atomic Energy Agency（2016）．
Performing Safety Culture Self-assessment,
Safety Report Series No.83.

された質問項目では回答が表象的な現象のみに留まInternational Atomic Energy Agency（2002）．

る可能性があり，その背景にある組織の様々な状況

Safety culture in nuclear installations

を幅広く引き出すことは本質的に難しい．試行のイ

Guidance for use in the enhancement of

ンタビューを通しても，質問紙のみでは情報の収集

safety culture, IAEA-TECDOC-1329.

に限界があるという指摘が得られている．
本研究では，自らの組織文化を見つめて改善につなげる機会を増やすことに主眼を置き，比較的簡便

E.H. シャイン．金井壽宏（監訳）・尾川丈一・片山佳代子（訳）（2004）．企業文化－生き残りの指針 白桃書房．

な方策として質問紙の試作を行ったが，質問紙調査

Institute of Nuclear Power Operations（2012）．

の回答をきっかけとしてヒアリングやディスカッ

Traits of a Healthy Nuclear Safety Culture,

ションによってその背景への調査を更に実施するな

INPO-12-012.

どの方法の検討も重要である．

7. 今
 後の課題本研究では，安全文化の自己評価を簡便に行う方法の一環として，情報収集のための質問紙の試作を行った．今後，実際にこの質問紙を利用することを想定している現場の役職者による試行を実施し，評価のための適切な情報が得られているかの検証を行う必要がある．
更に，収集した情報を基に自らの組織の安全文化を考察，評価する手順を検討することも必要である．特に複数の現象の背後にあると推察される共通の要素をどのようにして考察するか，また，例えば「10traits」で表現される様々な要素が影響し合っている文化をどのように理解し，抽出するかなど，評価の具体的な方法を検討する必要がある．
また，本研究では「10traits」を基本に質問項目

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11

組織内の階層性とワークモチベーション
Vertical Co-operation in an Organization and Employee Work Motivations
藤田智博（Tomohiro Fujita）＊1

要約
安全風土や安全文化のこれまでの研究においては，好ましい安全風土や安全文化の醸成が，事故や従業員の負傷といった事象を低下させることが明らかにされてきた．近年では，これらが事故率や従業員の負傷といった安全にかかわる典型的なアウトカム以外，たとえば，仕事満足のようなアウトカムにも影響を及ぼすことが研究されている．この論文では，国内のライフラ
イン産業の従事者を対象とした 2017 年と 2019 年の調査に基づき，安全風土と多側面のワークモ
チベーションがいかに関連するのかを明らかにする．安全風土は，組織レベルとグループレベルに区別できることが知られているが，この研究では，それらに加えてチームワークを仮定し，安
全風土を階層的に把握した．因子分析の結果，トップの安全へのコミットメント，直属上司の評
価，さらにチームワークといった階層性を仮定することに無理はないことが明らかになった．また，構造方程式モデリングによって，安全風土の階層性がワークモチベーションに影響を及ぼしていることも明らかになった．直属上司は，よいチームを構成することによって従業員のワーク
モチベーションに影響を及ぼしていると考えられる．
キーワード

組織，安全風土，安全文化，ワークモチベーション

Abstract
Previous studies about safety climates or safety cultures have revealed thatfavorable safety climates or safety cultures reduce risky incidents such as work place accidents
and employee injuries. The most recent studies have also revealed that those environments relate
not only to typical safety outcomes such as accidents and injuries but also to outcomes suchas job satisfaction. This paper therefore investigates the relationship between safety climatesand multi-faceted work motivations of employees in a domestic utility industry, and carried out
surveys in 2017 and 2019. According to previous studies, safety climates have two distinctive
aspects which belong to the organizational level（referred to as “top management”）
and the grouplevel（referred to as “direct supervisor”）．
This paper also hypothesized an additional aspect as
teamwork. As a result of factor analyses, three distinctive features were identified: the top's
commitment to safety, the direct supervisor's practices, and teamwork. In addition, structural
equation modeling revealed that safety climates were related to multi-faceted work motivations.
Lastly, the direct supervisor's impact in employee work motivations was accomplished bymaking the employee's teamwork better.
Keywordsorganization, safety climate, safety culture, work motivation

1. は
 じめに

ベーションが均質であり，バラツキがないかというと，それは必ずしも正しくない．組織運営やマネジ

多様な職業を含む人々の調査データの分析によっ

メントのノウハウ，職場の風土改善への関心は決して，仕事内容や従業上の地位がワークモチベーショて低くない．また，働き方改革や外部環境の変化にンをはじめとする仕事にかかわる様々な意識に影響伴う多様な働き方への対応等，働く人々の意識に影を及ぼすことは，これまでの研究において明らかに響を及ぼしうる要因が日々報道されている．これら＊2

されてきた ．

のことからも示唆されるように，職務内容がある程

それでは，仕事内容や従業上の地位がある程度均度均質であったとしても，仕事に対する意識に変動

質な組織や集団内において，働く人々のワークモチを及ぼしうる要因をいくつもピックアップすること＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所 社会システム研究所＊ 2 たとえば，仕事の特性が意識に影響を及ぼすことは，直井（1992），直井（2007），吉川（2007）の議論が参考になる．

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12

ができる．
それでは，いかなる要因やメカニズムによって，組織にそのままあてはまるとも限らず，この点については改めて検証する意義があるだろう．

働く人々のワークモチベーションは維持されている

本稿では，組織レベルに対する従業員の認識と，のだろうか．本稿では，ライフライン事業者の従業グループレベルに対する従業員の認識，さらに，チー員を対象とした調査に基づき，安全にかかわる組織

ムワークという，より水平的な次元も考慮し，それ環境についての認識としての安全風土が，いかにしらを組織内の階層性と理論的に位置づける．そしてワークモチベーションと関連するのかを明らかにて，これらの階層性がどのようにして個々の従業員する．その際，組織内の階層性に注目する．

のワークモチベーションへと波及しているのかを分

そもそも，ライフライン事業者の従業員をはじめとして，病院等の医療現場における医療従事者，航空機のパイロット，運輸業のトラックドライバー等
は，怪我や死といった事故に結びつくリスクを低減

析する．

2. 先
 行の議論し，業務上のエラーを抑止するために，安全を優先

組織がいかなる特徴を備えているのかについてする行動が求められる．これらの職務従事者に対しは，さまざまな側面からアプローチすることが可能て安全を優先する行動を促す要因，そしてそれらのであろう．

行動の参照枠組みとして位置づけられてきたのが安そのうち，風土という概念は，従業員によって共全風土であり，また，しばしば安全風土との異同が有されている組織環境についての認識に照準を合わ問題になる安全文化である＊ 3．安全文化は，組織にせており，組織風土について一連の研究が実施されおける工学的・技術的側面に還元されない側面も包．これらの研究では，組てきた＊ 4（Drexler, 1977）

含する包括的な概念である（原子力安全システム研

織で働く従業員は自らが属する組織について一定程究所社会システム研究所，2019）．安全風土や安全度の一貫した認識を有していること，そして，その文化が醸成されている組織や職場であれば，個々のような認識が行動をする際に参照されることが示さ

従業員は，安全を優先する行動が促され，それらがれている．さらに，安全面にかかわる組織環境につ結果として，怪我や事故を抑止することにつながる

いて，従業員が共有している認識を安全風土と呼ぶ．

（Zohar, 1980）．

この安全風土は一連の研究領域を形成しているとい近年の研究からは，
安全風土や安全文化の醸成は，える（Zohar, 1980）．このように，安全風土をめぐ

事故や怪我の抑止のみならず，仕事満足といった一る研究は組織風土の研究から派生したといえる＊ 5．

般的な仕事にかかわる意識にも寄与することが示さ安全風土をはじめとして，安全面からの組織研究れている（Huang et al., 2016）．
安全風土については，は，現在では，より実践的な志向を有した安全文化組織（organizational）レベルに対する認識とグルーをめぐる議論とも交差して多様な研究領域を形成しプ（group）レベルに対する認識といった階層性がている．以下では，安全文化という包括的な概念であることが明らかにされており（Zohar, 2000, 2008,

はなく，より限定的な側面に照準を合わせている安2010），加えて，これらは補完的に作用することも全風土に議論を定めていく．

指摘されている（Huang, Lee, McFadden, Rineer

初期の，安全風土をめぐる研究においては，安全& Robertson, 2017）．しかしながら，組織レベルと風土という概念が組織成員によって共有されている

グループレベルの評定が同じ方向に作用する，つまのか，それによって事故や怪我といった安全を脅かり組織レベルの評定が高ければ，それにしたがっす事象が削減されているのかといった問題が扱われて，グループレベルの評定も高くなるといった関係てきた．その後，組織レベルとグループレベルとを仮定することも決して不自然ではない（Zohar &いう風土の階層性が扱われるようになった．Zohar

Luria, 2005）．組織風土が組織の特性と関連するが（2000）は，組織の戦略や目的，目標達成のためのゆえに，さまざまな組織においてバラツキや多様性

手順を策定するレベルと，それがサブユニットで実が観察されるとするならば，英語圏の知見が日本の行に移されるレベルを区別しており，これをマルチ

＊3
＊4
＊5

この点にかかわるレビューとして，西田（2017）がある．
概念の整理もなされているものとして，北居（2014）の研究がある．
風土の概念をめぐっては，包括的な概念から，特殊的な概念へと研究が進展していった（Zohar & Luria 2005）．

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13

レベルとして概念化している．これらの階層性は業者を対象として実施した安全にかかわる調査デー

データ分析結果からも支持されており，安全風土研タである．最初の調査は 2017 年の 10 月に約２週間＊6

究では珍しいものではなくなっている ．

かけて実施・回収した．続く調査は 2019 年 12 月に

近年では，安全風土が，事故率，怪我といった典同じように約２週間かけて実施・回収した．２つの型的なアウトカムとされてきた変数以外に対しても調査で，対象とする部署や職位は共通していること

好ましい影響を及ぼしていることに言及されてい

から，
人数，
職位，
年齢の構成比に大きな相違はない．

る．たとえば，仕事満足や仕事の充実感（エンゲー

以下の分析においては部長級以上とみなされる役職

ジメント），あるいはそれらを介した離転職率への者は分析対象から除外している．ケース数は 2017

影響である（Huang, et al. 2016）．すなわち，安全年が 278，2019 年が 294 である．

風土が良好であることによって，従業員は自らのウェルビーングに対する会社のコミットメントを肯定的に認識するようにもなる．

3.2 測
 定

そこで，本稿では，風土概念の階層性が示唆する

組織内の階層性について，組織レベル，グループ

組織内の階層性と，（安全とは直接はかかわらない

レベル，チームワークという３つの水準を想定す

ような）従業員の心理とが関連するメカニズムが，る．国内のライフライン産業においては，グループ

国内のライフライン産業従事者においても観察されやチームといった複数の人間で仕事に従事する機会

るのかを検討していく．

は決して少なくないと考えられる．それゆえ，先アウトカムとして，ワークモチベーションを取り

行研究でしばしば言及されているような組織レベ上げる．ワークモチベーションとは，端的に，「与ル，グループレベルといった水準に加えて，回答者

えられた職務を精力的に遂行する，あるいは目標をにとってより水平的な水準を仮定する．先行研究で達成するために頑張り続けるなど，組織の従業員がは，組織レベルは「トップ」といった言葉，グルー

ある対象に向けて行動しているダイナミックな状態

プレベルは「直属上司（direct supervisor）」といっを表す概念」（池田 2017）と定義される．さらに，た言葉を用いた質問項目によって測定されているがワークモチベーションは，目標をなぜ成し遂げるの（Huang, et al. 2017），本稿では，福井（2014）等もかの明確性としての方向性，目標の実現に向けた努

参考にしつつ，それぞれ「幹部」「直属上司」といっ

力や意識の高さとしての強度，目標を追求・達成すた言葉を用いた質問項目を採用し，チームワークにるために費やされる時間の長さとしての持続性の３関する項目も加えた．

次元から構成されるとされ，それらを踏まえた尺度

具体的な質問項目は，探索的因子分析の結果ととが池田・森永（2017）によって開発されている．安もに，表１と表２に記載している＊ 7．また，それぞ

全性の追求は，しばしば仕事のスピードと矛盾する

れの質問項目に対しては，「そう思う」から「そうと考えられるものの，組織が安全を優先することに思わない」，ワークモチベーションについては「非よって，従業員が自らのウェルビーングへの会社の常に当てはまる」から「全く当てはまらない」まで

コミットメントを認識するのであれば，ワークモチの５件法で測定し，肯定した場合に点数が高くなる

ベーションに好影響を及ぼしていたとしても決してように１から５までの数値を割り当てている＊ 8．

不思議ではない．

アウトカムに位置づけられるワークモチベーションの多側面性にかかわる尺度としては，池田・森永

3. デ ータと測定（2017）を踏まえ，達成，競争，協力，学習の４側

3.1 使
 用するデータ

し，各側面３項目合計 12 項目で測定した．

分析に使用するデータは，国内のライフライン事
＊6
＊7
＊8

面について，方向性，強度，持続性の３次元を考慮
これらを踏まえると，組織の階層性にかかわる３因子，ワークモチベーション４側面にかかわる４因 層性を意味するマルチレベルという概念が，安全風土にとどまらない広範な文脈においては分析技法としてのマルチレベル分析
階と重なるため混同されるおそれがあるようである．その点を指摘しているものとして，Huang, et al.（2017），藤田（2018）がある．
質問文中，「あなたの会社」とある部分については，具体的な名称を用いて測定している箇所がある．
ただし，2019 年の調査においては，一部の項目について，「わからない」といった選択肢を設けている．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-214

表１

探索的因子分析結果のパターン行列（2017 年）

直属上司の部下配慮
トップの安全へのコミットメント
チームワーク
達成志向
競争志向
協力志向
学習志向

J1

あなたの直属上司は，部下の能力や状況を十分把握した上で，業務の責任分担を決めている

.63

.04

.18

-.03

.01

.11

.04

J2

あなたの直属上司は，安全性の向上に貢献した部下が，.45
会社から認められるように努力している

.35

.07

.01

-.01

.01

-.05

J3

あなたの職場では，直属上司から業務の内容について納得のいく説明がされている

.72

.08

.12

.01

-.01

.01

-.01

J4

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

.42

.45

.13

.10

.02

-.09

-.01

J5

あなたの直属上司は，その直属上司と連絡をうまくとっ
ている

.78

.01

-.07

.02

-.04

.06

.04

J6

あなたの直属上司は職場間の連絡をうまくとっている

.74

.00

.06

-.01

.03

.01

.01

K1

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

.02

.69

.00

-.04

.02

-.03

.12

K2

あなたの会社の幹部は，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

.13

.52

.04

-.05

-.08

.07

.00

K3

安全に対する姿勢や取り組みを会社の幹部は認めてく
れる

-.03

.86

.06

.07

.03

.00

-.03

K4

あなたの会社の幹部は，安全の高みを目指すことに積極的に取り組んでいる

.10

.69

-.03

-.04

.05

.12

-.03

N1

あなたの職場の仲間はチームワークがとれている

.15

-.06

.79

.04

.06

-.04

.00

N2

あなたは今の職場の仲間の一員でいたい

.09

.00

.72

.01

.08

.07

.07

N3

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

-.05

.06

.84

.04

.01

.07

-.03

N4

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

.00

.07

.78

-.03

-.05

-.02

.05

T1

私は，自分の職務を果たすことが，同僚や職場，組織にどのように貢献するかを理解している

-.03

.05

.11

.69

-.06

.13

.08

T2

私は，自分に与えられた職務を完了することに大きな意義を感じて，職務に従事している

.22

.13

.13

.37

.19

.07

.11

T3

私は，自分の職務を完了させるまで粘り強く取り組んで
いる

-.02

.02

.06

.30

.02

.40

.19

Y1

私は，どうすれば同僚以上に成果を挙げることができるかを理解している

.12

-.05

-.18

.35

.62

.03

.03

Y2

同僚よりも優れた成果をあげることは，今の私にとって大きな喜びである

.02

.09

.04

-.05

.73

-.10

.13

Y3

私は，同僚よりも優れた成果を得るまで，決して諦めずに職務に取り組み続けている

-.08

.02

.10

-.08

.87

.11

-.02

R1

私は，どうすれば同僚や上司とこれまで以上に質の高い協力ができるかについて考えている

-.07

.18

.03

.06

.02

.52

.24

R2

私は，同僚や上司と協力的に関わることができるよう，-.05
非常に気を配っている

.00

.06

.17

.01

.74

.02

R3

私は，同僚や上司と今以上に互いに協力し合えるように継続的に取り組んでいる

.09

.01

.00

-.05

.04

.94

.01

G1

私は，どうすれば今以上に自分を成長させることができるかを考えている

-.01

-.06

.04

-.01

.09

.11

.66

G2

私は，仕事で新しい知識や技能を身につけることが大好
きだ

.06

.04

-.05

-.01

-.01

-.03

.85

G3

私は，仕事でうまくいかないときにも，学ぶ姿勢を持ち
続けている

-.04

-.03

.06

.04

.00

.01

.83

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-2

表２15探索的因子分析結果のパターン行列（2019 年）

直属上司の部下配慮
トップの安全へのコミットメント
チームワーク
達成志向
競争志向
協力志向
学習志向

J1

あなたの直属上司は，部下の能力や状況を十分把握した上で，業務の責任分担を決めている

.56

.01

.33

-.04

.06

.01

.03

J2

あなたの直属上司は，安全性の向上に貢献した部下が，.79
会社から認められるように努力している

.09

-.12

.06

.01

.14

-.08

J3

あなたの職場では，直属上司から業務の内容について納得のいく説明がされている

.84

-.07

.11

.04

.01

-.03

.09

J4

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

.71

.22

-.07

.07

.01

.05

.00

J5

あなたの直属上司は，その直属上司と連絡をうまくとっ
ている

.54

.00

.28

-.10

-.01

.00

-.07

J6

あなたの直属上司は職場間の連絡をうまくとっている

.48

.15

.24

-.11

-.04

-.02

.03

K1

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

-.12

.80

.12

.03

-.04

-.01

.03

K2

あなたの会社の幹部は，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

.13

.64

-.12

-.10

.12

.00

.05

K3

安全に対する姿勢や取り組みを会社の幹部は認めてく
れる

.22

.66

.01

.01

-.01

.05

.02

K4

あなたの会社の幹部は，安全の高みを目指すことに積極的に取り組んでいる

.00

.75

.02

.06

.00

-.03

-.05

N1

あなたの職場の仲間はチームワークがとれている

.04

.12

.69

.13

.03

.08

.00

N2

あなたは今の職場の仲間の一員でいたい

.03

.03

.55

.26

.16

.09

-.04

N3

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

.20

.08

.50

.10

.11

.14

.02

N4

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

.18

.15

.54

-.11

-.05

.05

.17

T1

私は，自分の職務を果たすことが，同僚や職場，組織にどのように貢献するかを理解している

.04

.02

.10

.61

-.08

.08

.18

T2

私は，自分に与えられた職務を完了することに大きな意義を感じて，職務に従事している

.11

.09

.13

.62

.08

.03

.10

T3

私は，自分の職務を完了させるまで粘り強く取り組んで
いる

-.04

.10

-.02

.37

.05

.28

.27

Y1

私は，どうすれば同僚以上に成果を挙げることができるかを理解している

-.08

-.09

-.04

.37

.43

.11

-.02

Y2

同僚よりも優れた成果をあげることは，今の私にとって大きな喜びである

.08

.01

.00

.02

.82

-.14

.10

Y3

私は，同僚よりも優れた成果を得るまで，決して諦めずに職務に取り組み続けている

-.05

.01

.04

-.04

.90

.11

-.03

R1

私は，どうすれば同僚や上司とこれまで以上に質の高い協力ができるかについて考えている

-.01

.00

-.01

.06

.08

.62

.15

R2

私は，同僚や上司と協力的に関わることができるよう，非常に気を配っている

.04

.00

-.01

.07

-.06

.80

.03

R3

私は，同僚や上司と今以上に互いに協力し合えるように継続的に取り組んでいる

.01

-.01

.05

-.05

.03

.94

.01

G1

私は，どうすれば今以上に自分を成長させることができるかを考えている

.01

.01

-.05

.09

.15

.09

.59

G2

私は，仕事で新しい知識や技能を身につけることが大好
きだ

-.01

-.01

.00

.00

.02

-.05

.84

G3

私は，仕事でうまくいかないときにも，学ぶ姿勢を持ち
続けている

-.02

.02

.00

.02

-.03

.11

.81

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-2

16

子，合計７つの構成概念を想定することができる．

の安全へのコミットメント，直属上司の部下配慮，それゆえ，７因子を仮定し，最尤法で探索的因子分

そしてチームワークといった組織内の各階層，そし析を行った．その結果を示したのが表１（2017 年）てそれらの帰結として，個人のワークモチベーショと表２（2019 年）である．それぞれ，直属上司のンを連結した．分析に際しては，構造方程式モデリ

部下配慮，トップの安全へのコミットメント，チー

ングによって各因子間の関連性を定めた後，間接効

ムワーク，達成志向モチベーション（達成志向），

果の検定を行う．

競争志向モチベーション（競争志向），協力志向モ
チベーション（協力志向），学習志向モチベーショ
ン（学習志向）と名づけた．

4. 結
 果

また，探索的因子分析で得られた結果に基づき，達成志向，競争志向，協力志向，学習志向のそれ

交差負荷（cross loadings）を排し，確認的因子分

ぞれについて構造方程式モデリングをあてはめた結析を行ったところ，
CFI は 0.93（2017 年）と 0.93（2019

果を表４から表７に示した＊ 9．

年）で，RMSEA もともに 0.07 であり，適合度指標

適合度指標について確認すると，CFI が達成志向

は悪くなかった．また，内的一貫性の指標としてク
ロンバックの α 係数も算出したところ（表３），すで 0.94/0.93（2017 年 /2019 年），競争志向で 0.95/0.93（2017 年 /2019 年 ）， 協 力 志 向 で 0.95/0.94（2017 年

べて 0.75 を上回っていた．

/2019 年），学習志向で 0.96/0.94（2017 年 /2019 年）

表３であり，すべて 0.9 を上回っている．また，同様に，

クロンバックのα係数

RMSEA を確認すると，すべてで 0.1 を下回ってお2017 年

2019 年トップの安全へのコミットメント

.84

.84

直属上司の部下配慮

.91

.90

チームワーク

.91

.86

達成志向

.78

.83

競争志向

.82

.80

協力志向

.89

.88

さへ至っていることがうかがえる．それらの関係に

学習志向

.85

.85

ついては図２から図５に示した．

り（表４から表７），モデルのデータへのあてはまりは悪くないといえる．
そして，パス係数の検定結果から，トップの評定の良さが直属上司の評定の良さへ，さらに直属上司の評定の良さがチームワークの評定の良さへ，そしてそれらから，達成志向，競争志向，協力志向，学
習志向といった従業員のワークモチベーションの高達成，競争，協力，学習といった各側面による相違は大きくは得られていない．また，間接効果の検3.3 分
 析のモデル

定を，ブートストラップ法（リサンプリングの回数
は 1000）によって求めたところ（表８），直属上司

本稿が仮定しているモデルを図１に示す．トップの部下配慮とチームワークを経由した間接効果も認められた＊ 10．

トップの
安全へのコミットメント

ワークモチベーション
・達成志向
・競争志向
・協力志向
・学習志向

直属上司の
部下配慮

職場の
チームワーク

図１

分析のモデル＊ 9 推定に用いたソフトウェアは Rosseel（2012），日本語の解説として，小杉・清水（2014）等がある．
＊ 10 清水（2014）が，媒介分析の枠組みから間接効果の検定の解説を行っている．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-2

表４17

パラメータ推定値／非標準化解（達成志向）
2017 年
2019 年
推定値（標準誤差） 推定値（標準誤差）

測定パート

トップのコミットメント
K1

1.00

1.00

K2

0.91

*** （0.09）

0.88*** （0.09）

K3

1.05

*** （0.08）

0.96*** （0.08）

K4

0.96

*** （0.08）

0.81*** （0.07）

直属上司の配慮
J1

1.00

1.00

J2

0.85

*** （0.06）

0.90*** （0.07）

J3

0.96

*** （0.06）

1.05*** （0.07）

J4

0.83

*** （0.05）

0.90*** （0.06）

J5

0.69

*** （0.05）

0.77*** （0.07）

J6

0.73

*** （0.05）

0.82*** （0.07）

チームワーク
N1

1.00

1.00

N2

1.10

*** （0.06）

1.00*** （0.08）

N3

0.98

*** （0.05）

1.08*** （0.07）

N4

0.84

*** （0.05）

0.89*** （0.08）

達成志向
T1

1.00

1.00

T2

1.71

*** （0.16）

1.34*** （0.10）

T3

1.03

*** （0.11）

0.92*** （0.08）

達成志向 ~ チームワーク

0.41*** （0.05）

0.62*** （0.07）

チームワーク ~ 直属上司

0.75*** （0.06）

0.66*** （0.06）

直属上司 ~ トップ

1.01*** （0.09）

0.79*** （0.08）

CFI

0.94

0.93

RMSEA

0.08

0.08

回帰パート

適合度指標

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

トップの
安全への
コミットメント

直属上司の部下配慮
1.01/0.79

職場のチームワーク
0.75/0.66

図２

達成志向へと至るパス（2017 年／ 2019 年）

達成志向
0.41/0.62

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-218

表５

パラメータ推定値／非標準化解（競争志向）
2017 年
2019 年
推定値（標準誤差） 推定値（標準誤差）

測定パート

トップのコミットメント
K1

1.00

1.00

K2

0.91 *** （0.09）

0.88 *** （0.09）

K3

1.05 *** （0.08）

0.96 *** （0.08）

K4

0.96 *** （0.08）

0.81 *** （0.07）

J1

1.00

1.00

J2

0.85 *** （0.06）

0.89 *** （0.07）

J3

0.96 *** （0.06）

1.05 *** （0.07）

J4

0.83 *** （0.05）

0.90 *** （0.06）

J5

0.69 *** （0.05）

0.78 *** （0.07）

J6

0.73 *** （0.05）

0.82 *** （0.07）

N1

1.00

1.00

N2

1.09 *** （0.06）

0.98 *** （0.08）

N3

0.98 *** （0.05）

1.07 *** （0.07）

N4

0.84 *** （0.05）

0.89 *** （0.07）

Y1

1.00

1.00

Y2

1.27 *** （0.12）

1.41 *** （0.15）

Y3

1.37 *** （0.13）

1.59 *** （0.17）

競争志向 ~ チームワーク

0.29 *** （0.05）

0.31 *** （0.06）

チームワーク ~ 直属上司

0.75 *** （0.06）

0.67 *** （0.06）

直属上司 ~ トップ

1.01 *** （0.09）

0.79 *** （0.08）

CFI

0.95

0.93

RMSEA

0.07

0.08

直属上司の配慮

チームワーク

競争志向

回帰パート

適合度指標

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

トップの
安全への
コミットメント

直属上司の部下配慮
1.01/0.79

職場のチームワーク
0.75/0.67

図３

競争志向へと至るパス（2017 年／ 2019 年）

競争志向
0.29/0.31

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-2

表６19

パラメータ推定値／非標準化解（協力志向）
2017 年
2019 年
推定値（標準誤差） 推定値（標準誤差）

測定パート

トップのコミットメント
K1

1.00

1.00

K2

0.91 *** （0.09）

0.88 *** （0.09）

K3

1.05 *** （0.08）

0.96 *** （0.08）

K4

0.96 *** （0.08）

0.81 *** （0.07）

J1

1.00

1.00

J2

0.85 *** （0.06）

0.89 *** （0.07）

J3

0.96 *** （0.06）

1.05 *** （0.07）

J4

0.82 *** （0.05）

0.90 *** （0.06）

J5

0.69 *** （0.05）

0.78 *** （0.07）

J6

0.73 *** （0.05）

0.82 *** （0.07）

N1

1.00

1.00

N2

1.10 *** （0.06）

0.98 *** （0.08）

N3

0.99 *** （0.05）

1.07 *** （0.07）

N4

0.85 *** （0.05）

0.90 *** （0.08）

R1

1.00

1.00

R2

1.15 *** （0.08）

1.19 *** （0.10）

R3

1.21 *** （0.08）

1.28 *** （0.10）

協力志向 ~ チームワーク

0.44 *** （0.05）

0.48 *** （0.07）

チームワーク ~ 直属上司

0.74 *** （0.06）

0.67 *** （0.06）

直属上司 ~ トップ

1.01 *** （0.09）

0.79 *** （0.08）

CFI

0.95

0.94

RMSEA

0.07

0.08

直属上司の配慮

チームワーク

協力志向

回帰パート

適合度指標

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

トップの
安全への
コミットメント

直属上司の部下配慮
1.01/0.79

職場のチームワーク
0.74/0.67

図４

協力志向へと至るパス（2017 年／ 2019 年）

協力志向
0.44/0.48

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-220

表７パラメータ推定値／非標準化解（学習志向）
2017 年
2019 年
推定値（標準誤差） 推定値（標準誤差）

測定パート

トップのコミットメント
K1

1.00

1.00

K2

0.91 *** （0.09）

0.88 *** （0.09）

K3

1.05 *** （0.08）

0.96 *** （0.08）

K4

0.96 *** （0.08）

0.81 *** （0.07）

J1

1.00

1.00

J2

0.85 *** （0.06）

0.89 *** （0.07）

J3

0.96 *** （0.06）

1.05 *** （0.07）

J4

0.83 *** （0.05）

0.90 *** （0.06）

J5

0.69 *** （0.05）

0.77 *** （0.07）

J6

0.73 *** （0.05）

0.82 *** （0.07）

N1

1.00

1.00

N2

1.09 *** （0.06）

0.98 *** （0.08）

N3

0.98 *** （0.05）

1.07 *** （0.07）

N4

0.85 *** （0.05）

0.90 *** （0.08）

G1

1.00

1.00

G2

1.08 *** （0.08）

1.21 *** （0.10）

G3

1.10 *** （0.08）

1.15 *** （0.09）

学習志向 ~ チームワーク

0.31 *** （0.05）

0.42 *** （0.07）

チームワーク ~ 直属上司

0.75 *** （0.06）

0.67 *** （0.06）

直属上司 ~ トップ

1.01 *** （0.09）

0.79 *** （0.08）

CFI

0.96

0.94

RMSEA

0.07

0.08

直属上司の配慮

チームワーク

学習志向

回帰パート

適合度指標

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

トップの
安全への
コミットメント

直属上司の部下配慮
1.01/0.79

職場のチームワーク
0.75/0.67

図５

学習志向へと至るパス（2017 年／ 2019 年）

学習志向0.31/0.42

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-2

表８21

間接効果の検定2017 年

2019 年

推定値（ブートストラップ
標準誤差）

推定値
（ブートストラップ
標準誤差）

トップ～＜直属上司＞～チームワーク.76*** （.09）.52*** （.09）

直属上司～＜チームワーク＞～達成志向.31*** （.05）.41*** （.07）

トップ～＜直属上司＞～チームワーク.75*** （.10）.53*** （.09）

直属上司～＜チームワーク＞～競争志向.21*** （.04）.20*** （.05）

トップ～＜直属上司＞～チームワーク.75*** （.09）.53*** （.09）

直属上司～＜チームワーク＞～協力志向.32*** （.05）.32*** （.07）

トップ～＜直属上司＞～チームワーク.75*** （.09）.53*** （.09）

直属上司～＜チームワーク＞～学習志向.23*** （.05）.28*** （.06）* p < 0.05, ** p < 0.01, *** p < 0.001

5. 議
 論

当然であるという批判も考えられよう．他方で，本稿の結果は，職務内容にある程度均質性が認められ探索的因子分析，確認的因子分析の結果が示してる中で，トップ，直属上司，チームワークといったいるように，組織レベル，グループレベルをはじめ組織の階層性が連動性を示している一つのモデルととして，チームワークも含めた組織内の階層性が確なりえている．リーダーシップであれ，透明性のあ認された．また，
構造方程式モデリングの結果から，るコミュニケーションであれ，それらが有効に機能それぞれの次元における職場の評定値の良さが従業するためには組織内の連携が欠かせないといえるだ

員のワークモチベーションへと波及していくこともろう．

明らかになった．そして，間接効果の検定を行った
ところ，直属上司の部下配慮や職場のチームワーク
を経由した間接効果も明らかになった．

謝 辞これらの結果は，先行研究で指摘されているよう

本稿の調査と分析にご協力いただいた事業所のみに，国内のライフライン産業において，安全風土のなさまに感謝を申し上げます．
また，
ワークモチベー

評定の良さが，ワークモチベーションのような，事ション研究については九州大学大学院池田浩准教授

故率や怪我といった安全には直接かかわらない側より多大な示唆をいただき，感謝を申し上げます．

面に影響を及ぼしていることを示している．加えて，組織運営において，リーダーシップや上司のマ
ネジメントの意義が強調される中，従業員を取り囲むチームワークを良くすることによって，従業員のワークモチベーションを高めるという上司の間接的な影響の重要性も示している．
チームワークの良さは，先行研究も含め，仕事に対する意識に好影響を及ぼしていると考えられるが（藤田 2018），上司の重要な役割の一つは，そのようなチームを構成することにあると考えられる．
本稿の分析結果は，回答者本人による職場の評定と回答者本人のワークモチベーションの関連に照準を合わせているため，これらの結果が相関するのは

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-2

22

引
 用文献

直井 優（2007）．日本における仕事と人間の間の相Drexler, J. A.（1977）．Organizational climate: Its
homogeneity within organizations. Journal of

西田 豊（2017）．安全風土と安全文化―概念，測定互作用

Applied Psychology, 62, 38-42.
福井 宏和（2014）．安全風土調査の充実に関する検討―海外の安全文化の視点を参考として―
INSS JOURNAL，21，2-11．
藤田 智博（2018）．原子力産業の安全風土調査へのマルチレベル分析の適用 INSS JOURNAL，
25，17-24．
原子力安全システム研究所社会システム研究所編

吉川 徹（編）階層化する社会意識（pp.121-49）勁草書房．
と理論，醸成について― INSS JOURNAL，
24，21-31．
Rosseel, Y.（2014）．lavaan: An R Package forstructural equation modeling. Journal of
Statistical Software, 48（ 2） , 1-36.
清水 裕士（2014）．媒介分析 小杉 考司・清水 裕
士（編）M-plus と R による構造方程式モデリ
ング入門（pp.151-164）北大路書房．

日本電気協会新聞

Zohar, D.（1980）．Safety climate in industrial

Huang, Y., Lee, J., McFadden, A. C., Murphy, L.

organizations: Theoretical and applied
implications. Journal of Applied Psychology, 65,（2019）．安全文化を作る部．

A., Robertson, M. M., Cheung, J. H., & Zohar,

96-102.

D.（2016）．Beyond safety outcomes: An

Zohar, D.（2000）．A group-level model of safety

investigation of the impact of safety climate

climate: Testing the effects of group climate

on job satisfaction, employee engagementon microaccidents in manufacturing jobs.
Journal of Applied Psychology, 85, 587-596.

and turnover using social exchange theory
as the theoretical framework. Applied
Ergonomics, 55, 248-257.
Huang, Y., Lee, J., McFadden, A. C., Rineer, J.,

Zohar, D.（2008）．Safety climate and beyond: A
multi-level multi-climate framework. Safety
Science, 46, 376-387.

& Robertson, M. M.（2017）．Individual

Zohar, D.（2010）．Thirty years of safety climate

employee's perceptions of “group-level safety
climate”（supervisor referenced）versus

research: Reflections and future directions.
Accident Analysis and Prevention, 42, 1517-1522.

“organization-level safety climate”（topZohar, D. & Luria, G.（2005）．A multilevel model

management referenced）: Associationsof safety climate: cross-level relationshipwith safety outcomes for lone workers.
Accident Analysis & Prevention, 98, 37-45.

between organization and group-levelclimates. Journal of Applied Psychology, 90,

池田 浩（2017）．ワークモチベーション研究の現状と課題―課題遂行過程から見たワークモチ
ベーション理論―日本労働研究雑誌，684，

16-25．
池田 浩・森永 雄太（2017）．我が国における多側面ワークモチベーション尺度の開発
組織心理学研究，30（ 2），171-186．

産業・

吉川 徹（2007）．階層化する社会意識 勁草書房．
北居 明（2014）．学習を促す組織文化―マルチレベ
ル・アプローチによる実証分析― 有斐閣．
小 杉 考 司・ 清 水 裕 士（ 編 ）（2014）．M-plus と Rによる構造方程式モデリング入門

北大路

書房．
直井 優（1992）．仕事と人間の相互作用

三隅 二

不二（編）働くことの意味（pp.101-44）有斐閣．

616-628.

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-3

23

安全に関する質問紙調査に基づく原子力発電所の特徴と調査への影響について
Characteristics of Nuclear Power Stations 
based on Questionnaire Survey of Safety, and Their Impact
福井宏和（Hirokazu Fukui）＊1

要約
日本全国に現在 17 の原子力発電所があり，それらの職員に安全に関する質問紙調査を実施した．原子力発電所の組織的特徴を検討するために主成分分析を実施した結果，「形式共有型」と「自由闊達型」，「体制好意型」と「個人好意型」の対となる特徴評価軸が抽出された．そして
17 の原子力発電所は，それぞれの主成分得点から「体制好意型」，「個人好意型」，「自由闊達型」の３つの特徴に分類された．それは，ある物事を好意的に捉えたり厳しく捉えたりする組織文化そのものの特徴と解釈することができた．質問紙調査において，組織文化のこのような捉え方による影響を取り除き，真の組織の状態を把握するためには，単発的な調査よりも定期的な継続調査が望ましい．また，沸騰水型軽水炉を有する発電所に「個人好意型」の特徴が多く，加圧水型
軽水炉を有する発電所に「体制好意型」の特徴が多いことも認められた．
キーワード

原子力発電所，質問紙調査，主成分分析，特徴，組織文化

Abstract
A survey on safety was conducted on the personnel of the 17 nuclear power
stations currently in operation. As a result of principal component analysis（PCA）of theorganizational characteristics of nuclear power stations, two pairs of contrasting evaluation axes
on organizational characteristics were determined: “structure-sharing type” and “free-and-opentype” on the one hand, and “organization-preferring type” and “individual-preferring type” onthe other. As a result, the 17 stations were classified into one of the three types, “organizationpreferring type,” “individual-preferring type,” or “free-and-open type” based on their PCA scores.
These groups are considered to represent organizational cultures themselves, depending onwhether the same thing or event can be received both positively and critically. To identify
the true conditions of an organization free of the effect of organizational culture on how thequestionnaire is answered, it is desirable to conduct the survey regularly rather than one time
only. It was also observed that power stations with a boiling-water reactor tend to exhibit astronger characteristic of “individual-preferring type” while more stations with a pressurizedwater reactor exhibit a stronger characteristic of “organization-preferring type.”
Keywords

nuclear power station, questionnaire-based survey, principal component analysis,
characteristics, organizational culture

1. は
 じめに

ほどの効果もなく負担ばかりが増えて，逆に安全への配慮が疎かになってしまうような場合や，強烈な産業界は，生産の効率性と安全性のバランスを取個性を持った管理者の異動によって職場環境が変わりながら組織を運営している．しかし，ときには効り，安全行動への意欲が低下するようなこともあり率性が強く押し出されるあまり，知らず知らずのう

うる．組織を運営・管理する人達が，その組織の状

ちに安全性が置き去りにされることがあるのではな

態を把握しながら管理していくことは，非常に重要いだろうか．あるいは，安全性を重視する場合でも，なことである．

安全を強化するために取り入れた活動が，期待した＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所

社会システム研究所

近年，そのような観点から組織や職場の状態を把INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-3

24

握するため組織成員に対し安全に関する質問紙調査

Z1 ＝ W11X1 ＋ W12X2 ＋ W13X3 ＋………＋ W1pXp（福井，2012；宮地・村越・赤塚・鈴木，2009；高野・

Z2 ＝ W21X1 ＋ W22X2 ＋ W23X3 ＋………＋ W2pXp

津下・長谷川・広瀬・佐相，2002；余村・細田・井………………………………………………………

上，
2015）が実施されている．それらの調査結果は，

Zp ＝ Wp1X1 ＋ Wp2X2 ＋ Wp3X3 ＋………＋ WppXp

組織や職場の状態を表すものであるが，これまでの広範な調査で得られた標準値との比較によって評価第１主成分 Z1 の重み係数 W1p は，すべて正の値される場合が多い．しかし，評定値が高い組織が健となるが，第２主成分 Z2 と第３主成分 Z3 の重み係

全な組織と言えるのだろうか．組織成員が単に好意

数 Wij, は，正の値と負の値に分かれる．この第２主的に捉えているだけではないのだろうか．あるいは成分 Z2 と第３主成分 Z3 の特性を利用して組織の特評定値が低い組織が問題のある組織と言えるのだろ徴を検討するものである．すなわち，重み係数が正うか．厳しく捉える組織成員の特性によるものかもに大きい変数 Xm が測定している特徴と，重み係数しれない．もしそうだとするならば，評定値が低い

が負に大きい変数 Xn が測定している特徴のどちら

後者の方が健全な組織と言える．つまり質問紙調査の特徴が強いかを相対的に比較する方法である．第の結果に組織文化がもつ物事の捉え方が影響を与え

１主成分 Z1 については特徴が明確に示せないので，ている可能性が考えられる．組織文化とは，ある特本論では触れない．

定の集団が外部への適応や内部統合の問題に対処す
る際に学習した組織自身によって創られ，発見され，または発展させられた基本的仮定のパターンである

4. 結
 果

（Schein, 1985）と定義されている．日本には 17 の主成分分析に用いた変数 Xj は，本調査に用いた原子力発電所があるが，それぞれがどのような組織

78 項目それぞれの評定値である．第２主成分 Z2 の文化を有しているのか興味のあるところである．

重み係数 W2j を表１に，第３主成分 Z3 の重み係数

2. 目
 的

W3j を表２に示す．第２主成分 Z2 に対する各変数
Xj の重み係数 W2j は，正の値と負の値に分かれる．
重み係数 W2j が正に大きい値となる変数 Xj は，q75

質問紙調査を通して 17 原子力発電所の組織文化（直属上司から無理な圧力を感じることがない），の特徴について検討すると共に，質問紙調査のあり

q77（意見が言いやすい），q67（職場マナー），q74

方についても検討する．

（会社をやめたいと思うことがない），q29（意見や

3. 方 法

アイデアが上まで届く），q78（問題をうやむやにしない），q69（職場の一員でいたい）など，意見やアイデアなどが言いやすく通りやすい自由で開放

2018 年に原子力産業界で実施された組織の安全的な職場環境がイメージできることから，第２主成に関する質問紙調査のうち，原子力発電所職員（17分プラス側を「自由闊達型」と命名した．重み係数

原子力発電所，8303 名）のデータを用いて，各原

W2j が負に大きい値となる変数 Xj は，q44（社内外

子力発電所の安全に関する組織的特徴を主成分分析の取組み事例の活用），q63（外部事象の対応策周

により検討した．

知），q48（ノウハウの体系的整理），q45（教訓や

主成分分析とは，多くの変数から主成分という互最新知見を業務に活用），q62（外部事象に対するいに無相関な少数の合成変数を作る多変量解析の一

安全性が説明できる），q23（図面・取扱手順等のつである．言い換えるならば，多数の変数を少数更新）などの形式的情報共有に関する項目が集まるの変数に要約する分析手法である．分析モデルはことから，第２主成分マイナス側を「形式共有型」

以下のようになる．主成分 Zi は，複数の変数 Xj のと命名した．

合成変数で表される．そして，主成分は互いに直第３主成分 Z3 に対する各変数 Xj の重み係数 W3j

交し，分散が最大になるように重み係数 Wij が求めも正の値と負の値に分かれる．重み係数 W3j が正にられる．

大きい値となる変数 Xj は，q24（規則・ルールの運用性），
q73（将来不安を感じることがない），
q27（会社からの情報伝達），q4（要員確保），q6（予算確保），

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-3

表１W2j

第２主成分重み係数（降順）

No.

項目概要

0.309
0.276

q75
q77

あなたは直属上司から無理な圧力を感じることがある（逆転項目）
あなたの職場では，自分では「こうすべき」と思う意見でも言い出しにくいことがある（逆転項目）

0.261

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）

0.247

q74

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（逆転項目）

0.214
0.206

q29
q78

あなたの意見やアイデアが途中でたち消えてしまって，上の方まで届いていないと思われるような場合がある（逆転項目）
あなたの職場には，問題をなるべく表面化させたくない，または深刻に考えない雰囲気（風土，習慣，素地）がある（逆転項目）

0.191

q69

あなたは今の職場の仲間の一員でいたい

0.188
0.187

q25
q73

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）
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）

0.186

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）

0.151

q27

会社から当然あなた方に知らされているべき事柄であるのに，それが知らされていないことがある（逆転項目）

0.149
0.139

q68
q05

あなたの職場の仲間はチームワークがとれている
あなたの直属上司は，部下の能力や状況を十分把握した上で，業務の責任分担を決めている

0.134

q71

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

0.131
0.115

q24
q65

あなた自身の業務に関する規則・ルールに運用しにくい内容がある（逆転項目）
あなたは，今の職場で働いていることを誇りに思っている

0.103

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

0.102

q28

あなたの直属上司は，その直属上司と連絡をうまくとっている

0.099

q14

あなたの職場では，直属上司から業務の内容について納得のいく説明がされている

0.098
0.096

q34
q15

あなたの直属上司は職場間の連絡をうまくとっている
あなたの直属上司は，部下の職場環境や現場の状況に常々注意を払っている

0.070
0.067

q17
q64

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
あなたは，今の職場での業務遂行において達成感を味わうことができる

0.051

q10

あなたの直属上司は，いかなる場合も安全側に立った意思決定を行っている

0.044

q72

あなたの職場では，過剰な残業を改善するために対策（要員確保，分担の適正化，スケジュールの見直し，委託など）を検討・実施している

0.041
0.035
0.023

q76
q13
q01

あなたの職場では，少数の異なる意見でも取り上げられ議論されている
あなたの直属上司は，安全性の向上に貢献した部下が，会社から認められるように努力している
あなたの職場では，担当業務が安全最優先の方針と矛盾することなく実践されている

0.023
0.017

q04
q19

あなたの職場では，業務を遂行する上で必要な要員が確保，配分されているあなたの職場では，一つひとつの業務について，誰が責任を持っているか明確である

0.001-0.007-0.011

q33
q35
q16

あなたの職場では，担当業務以外の協力会社の方々に対しても，発電所を一緒に支える大切なパートナーとして接している
あなたの職場では，他部署にまたがる問題の調整や解決が十分になされている
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-0.013-0.015q07
q03

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
あなたの所属している部署のありのままの情報が経営層に伝えられている-0.022-0.024q08
q06

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
あなたの職場では，安全に関わる設備・機器の保守について，重要度に応じた予算が確保されている-0.027-0.033q36
q30

あなたの発電所では，業務遂行において他部署も協力的である
上位組織と第一線職場の関係について，双方に相手の相談を受け入れる姿勢がある-0.034-0.035-0.035

q66
q09
q61

あなたの職場では，仕事に対して社会的責任をもつ一専門家としての自負心を持っている人が多い
安全の取り組みに対する発電所幹部の熱意・意気込みが伝わってくる
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-0.041-0.042q02
q58

あなたの職場では，安全最優先の方針に基づいた取り組みの必要な見直しを評価に基づいて継続的に実施している
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-0.049-0.049q37
q46

あなたの発電所に関する情報公開は，遅延することなくタイムリーに実施されているあなたの職場では，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-0.057-0.058-0.060-0.063-0.065-0.066-0.072-0.073-0.075-0.076-0.079-0.079-0.082-0.082-0.082-0.083-0.085-0.090-0.092-0.093-0.093-0.096-0.097-0.099-0.100-0.102-0.107-0.124-0.126-0.136-0.139-0.139

q56
q49
q32
q55
q20
q52
q22
q18
q60
q53
q43
q59
q41
q12
q42
q31
q40
q38
q11
q50
q54
q57
q39
q26
q47
q51
q23
q62
q45
q48
q63
q44

あなたの職場の仲間は常に問いかける姿勢をもち，業務上の問題点や不具合がないか確認している
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
あなたの職場では，負担（追加業務，コスト）になっても協力会社からのマイナス情報に真摯に対応している
あなたの職場では，作業のリスクを考慮して作業方法や工程を柔軟に変更している
あなたの職場では，設備やシステムに関する資料をすぐに取り出せる
あなたの職場では，負担（追加業務，コスト）になっても安全に係わる懸念事項や提案に対して真摯に対応している
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
あなたの発電所の幹部は，規制基準に満足することなく，原子力安全の高みを目指すことに積極的に取り組んでいる
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
あなたの職場では，安全に係る懸念事項や改善提案に対して提言者に対応結果が知らされているあなたの職場では，組織の常識に捉われず，一般市民の視点も重視して仕事をすることが大切だと思っている人が多い
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教育・訓練は，業務の安全性向上のために十分に役に立っている
あなたの発電所の幹部は，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
会社には，何事も現状に満足することなく，継続的改善に取り組む姿勢がある
あなたの職場では，協力会社からの意見・要望などに対する回答や業務への反映をタイムリーに行っている
あなたは，安全に関わる設備の運用方針やルールの根拠について，積極的に質問している規制や自治体，関係機関からの情報について，担当部署は的確に社内に伝達している
あなたの発電所では，安全に関わる意思決定に際し，職員への説明が十分になされているあなたの職場では，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
あなたの発電所では，不適合の再発防止対策により同様の不適合が再発していない
業務手順に関する教育・訓練では，なぜそうするのか理由が十分に教えられている
あなたの職場では，規則・ルールの遵守状況をチェックする仕組みが有効に機能している
あなたの職場では，業務遂行上のノウハウやその根拠が職員に十分に伝わっている
あなたの職場では，安全に係る懸念や改善方法を検討，提案する時間が確保できている
あなたの職場では，設備変更に係る当該設備の図面・取扱手順等の資料が，タイムリーに更新されているあなたの職場の仲間は，さまざまな外部事象に対する原子力プラントの安全性を説明できる
あなたの発電所では，社内外の教訓や最新の知見に関する情報を収集し，業務に活用されているあなたの職場では，業務遂行上のノウハウやその根拠が体系的に整理されている
あなたの発電所では，安全審査で想定しているさまざまな外部事象の対応策が具体的に周知されている
あなたの発電所では，安全性向上のため社内外の取り組み事例が活用されている

25

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-326

表２第３主成分重み係数（降順）

W3j

No.

0.286
0.242

q24
q73

あなた自身の業務に関する規則・ルールに運用しにくい内容がある（逆転項目）
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）

項目概要

0.223

q27

会社から当然あなた方に知らされているべき事柄であるのに，それが知らされていないことがある（逆転項目）

0.179

q04

あなたの職場では，業務を遂行する上で必要な要員が確保，配分されている

0.169
0.158

q06
q74

あなたの職場では，安全に関わる設備・機器の保守について，重要度に応じた予算が確保されている
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（逆転項目）

0.149

q23

あなたの職場では，設備変更に係る当該設備の図面・取扱手順等の資料が，タイムリーに更新されている

0.137
0.134

q12
q57

あなたの発電所の幹部は，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
あなたの発電所では，不適合の再発防止対策により同様の不適合が再発していない

0.124

q30

上位組織と第一線職場の関係について，双方に相手の相談を受け入れる姿勢がある

0.114

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）

0.112
0.111

q22
q20

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あなたの職場では，設備やシステムに関する資料をすぐに取り出せる

0.110

q03

あなたの所属している部署のありのままの情報が経営層に伝えられている

0.109
0.108

q09
q29

安全の取り組みに対する発電所幹部の熱意・意気込みが伝わってくる
あなたの意見やアイデアが途中でたち消えてしまって，上の方まで届いていないと思われるような場合がある（逆転項目）

0.108

q36

あなたの発電所では，業務遂行において他部署も協力的である

0.108

q11

あなたの発電所では，安全に関わる意思決定に際し，職員への説明が十分になされている

0.102

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）

0.088
0.088

q18
q51

あなたの発電所の幹部は，規制基準に満足することなく，原子力安全の高みを目指すことに積極的に取り組んでいる
あなたの職場では，安全に係る懸念や改善方法を検討，提案する時間が確保できている

0.087
0.083

q16
q38

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
規制や自治体，関係機関からの情報について，担当部署は的確に社内に伝達している

0.082

q63

あなたの発電所では，安全審査で想定しているさまざまな外部事象の対応策が具体的に周知されている

0.080

q39

業務手順に関する教育・訓練では，なぜそうするのか理由が十分に教えられている

0.074
0.069
0.056

q64
q65
q26

あなたは，今の職場での業務遂行において達成感を味わうことができる
あなたは，今の職場で働いていることを誇りに思っている
あなたの職場では，規則・ルールの遵守状況をチェックする仕組みが有効に機能している

0.053
0.051

q48
q41

あなたの職場では，業務遂行上のノウハウやその根拠が体系的に整理されている
教育・訓練は，業務の安全性向上のために十分に役に立っている

0.048
0.046
0.043

q42
q78
q67

会社には，何事も現状に満足することなく，継続的改善に取り組む姿勢がある
あなたの職場には，問題をなるべく表面化させたくない，または深刻に考えない雰囲気（風土，習慣，素地）がある（逆転項目）
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）

0.041
0.034

q37
q19

あなたの発電所に関する情報公開は，遅延することなくタイムリーに実施されているあなたの職場では，一つひとつの業務について，誰が責任を持っているか明確である

0.025
0.021

q35
q53

あなたの職場では，他部署にまたがる問題の調整や解決が十分になされているあなたの職場では，安全に係る懸念事項や改善提案に対して提言者に対応結果が知らされている

0.013
0.011

q31
q47

あなたの職場では，協力会社からの意見・要望などに対する回答や業務への反映をタイムリーに行っている
あなたの職場では，業務遂行上のノウハウやその根拠が職員に十分に伝わっている

0.004-0.001-0.003

q77
q72
q08

あなたの職場では，自分では「こうすべき」と思う意見でも言い出しにくいことがある（逆転項目）
あなたの職場では，過剰な残業を改善するために対策（要員確保，分担の適正化，スケジュールの見直し，委託など）を検討・実施している
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-0.009-0.011q02
q40

あなたの職場では，安全最優先の方針に基づいた取り組みの必要な見直しを評価に基づいて継続的に実施している
あなたは，安全に関わる設備の運用方針やルールの根拠について，積極的に質問している-0.011-0.016q75
q07

あなたは直属上司から無理な圧力を感じることがある（逆転項目）
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-0.018-0.018-0.018-0.021-0.022-0.025-0.028-0.030-0.039-0.045-0.062-0.070-0.080-0.086-0.109-0.110-0.117-0.123-0.125-0.130-0.134-0.142-0.147-0.154-0.156-0.157-0.162-0.172-0.191-0.195-0.212-0.217

q62
q52
q45
q43
q44
q54
q66
q01
q32
q55
q13
q76
q05
q50
q61
q14
q33
q17
q10
q49
q28
q56
q46
q34
q58
q69
q15
q70
q59
q60
q71
q68

あなたの職場の仲間は，さまざまな外部事象に対する原子力プラントの安全性を説明できる
あなたの職場では，負担（追加業務，コスト）になっても安全に係わる懸念事項や提案に対して真摯に対応している
あなたの発電所では，社内外の教訓や最新の知見に関する情報を収集し，業務に活用されているあなたの職場では，組織の常識に捉われず，一般市民の視点も重視して仕事をすることが大切だと思っている人が多い
あなたの発電所では，安全性向上のため社内外の取り組み事例が活用されているあなたの職場では，安全確保のための意見やアイデアが活かされているあなたの職場では，仕事に対して社会的責任をもつ一専門家としての自負心を持っている人が多い
あなたの職場では，担当業務が安全最優先の方針と矛盾することなく実践されているあなたの職場では，負担（追加業務，コスト）になっても協力会社からのマイナス情報に真摯に対応している
あなたの職場では，作業のリスクを考慮して作業方法や工程を柔軟に変更している
あなたの直属上司は，安全性の向上に貢献した部下が，会社から認められるように努力している
あなたの職場では，少数の異なる意見でも取り上げられ議論されている
あなたの直属上司は，部下の能力や状況を十分把握した上で，業務の責任分担を決めている
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
あなたの職場では，直属上司から業務の内容について納得のいく説明がされているあなたの職場では，担当業務以外の協力会社の方々に対しても，発電所を一緒に支える大切なパートナーとして接している
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
あなたの直属上司は，いかなる場合も安全側に立った意思決定を行っている
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
あなたの直属上司は，その直属上司と連絡をうまくとっている
あなたの職場の仲間は常に問いかける姿勢をもち，業務上の問題点や不具合がないか確認している
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
あなたの直属上司は職場間の連絡をうまくとっている
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
あなたは今の職場の仲間の一員でいたい
あなたの直属上司は，部下の職場環境や現場の状況に常々注意を払っている
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
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
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
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
あなたの職場の仲間はチームワークがとれている

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-3

27

q74（会社を辞めたいと思うことがない），q23（図の特徴が強くなり，「個人好意型」の特徴が弱くなる．

面・取扱手順等の更新），q12（幹部が現場に出向

また下へ寄れば寄るほど「個人好意型」の特徴が強く）など組織の仕組みやリソースを評定する項目がくなり，「体制好意型」の特徴が弱くなる．軸の交集まることから，第３主成分プラス側を「体制好意点（0, 0）は全体の平均値である．

型」と命名した．重み係数 W3j が負に大きな値とな

図１は以下のように解釈できる．管理職は一般職，q71（助け合い），る変数 Xj は，q68（チームワーク）

より「自由闊達型」である．管理職は一般職ほど気q60（現場に注意を払う），
q59（リスクの事前確認），

兼ねすることも拘束されることもないので意見やアq70（励まし合い），q15（職場環境に注意を払う），

イデアを自由に発言しているが，一般職は管理されq69（職場帰属意識）などの個人を評定する項目がる立場にあることから意見やアイデアを言い辛いと集まることから，第３主成分マイナス側を「個人好ころがある．特にまだ経験の浅い 29 歳以下の若い意型」と命名した．

一般職はその傾向が強いと考えられる．そして一般
職には，いろいろな情報が示され事故防止に活用さ

5. 考
 察

れることから，自ずと「形式共有型」の特徴が強くなるものと考えられる．

原子力発電所の組織的特徴を検討する前に直感的

また管理職は，一般職より「体制好意型」である．

理解がしやすい発電所職員の特徴について検討す管理職は，一般職より視野が広く組織内のいろいろる．図１に原子力発電所に所属している一般職と管な情報に接し，全体的な仕組みやリソースの配分に理職の特徴を散布図で示す．一般職は全体の７割かついて理解し納得しているところがある．しかし，ら８割を占めるため世代別で示した．図１の横軸は

一般職は，管理職に比べ視野が自分の業務範囲内に第２主成分得点で表される「形式共有型」と「自由限定されがちであるため，職場内の上司や同僚への闊達型」の特徴の相対的位置を示し，縦軸は第３主評価が比較的高く「個人好意型」の特徴が強くなる

成分得点で表される「体制好意型」と「個人好意型」

ものと考えられる．特に経験の浅い 30 歳代以下はの特徴の相対的位置を示している．図１の見方は，その特徴が強いが，40 歳代以上になると経験を積プロットの位置が右へ寄れば寄るほど「自由闊達型」

み視野が徐々に広がり「体制好意型」に変わってくの特徴が強くなり，「形式共有型」の特徴が弱くなる．

るものと考えられる．

逆に左へ寄れば寄るほど「形式共有型」の特徴が強次に各原子力発電所の第２主成分得点と第３主成

くなり，「自由闊達型」の特徴が弱くなる．同様に分得点を求め，それぞれの組織的特徴を図２に示す．

プロットの位置が上に寄れば寄るほど「体制好意型」

原子力発電所の組織的特徴は，図２から体制好意型

一般職
1.0

1.0

管理職

体制好意型

体制好意型

0.5

第３主成分得点

50歳以上
形
式
0.0 共
有
型

自
由
闊
達
型

40歳代

29歳以下

第３主成分得点

0.5
自
由
闊
達
型

形
式
0.0 共
有
型

30歳代
-0.5

-0.5

-1.0
-1.0

図１

-0.5

個人好意型
0.0
第２主成分得点

0.5

原子力発電所職員の特徴職位比較

1.0

-1.0
-1.0

-0.5

図２

個人好意型
0.0
第２主成分得点

0.5

原子力発電所の組織的特徴

1.0

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-3

28

発電所，個人好意型発電所，そして自由闊達型発電

好意型発電所の一般職は，他のタイプの一般職より所の３つのタイプに大別され，図２ではそれぞれを「個人好意型」の特徴が強い．また，自由闊達型発破線で囲って示した．体制好意型発電所は，組織の電所の一般職についても同様のことが言える．以上

仕組みやリソースに対して比較的好意的であるが，から職位や世代の人数分布の極端な偏りによって組

同僚や上司に対しては比較的厳しく評価する傾向が織のもつ特徴が表れているとは考えられない．念のある．個人好意型発電所は，同僚や上司に対して比ため，一般職と管理職の分布を図４に，一般職世代

較的好意的であるが，組織の仕組みやリソースに対分布を図５に示す．

しては厳しい目が向けられている．自由闊達型発電

このような特徴は，今回の調査で見られた一時的体制好意型発電所

所は，体制好意型発電所や個人好意型発電所に比べ個人好意型発電所

自由闊達型発電所

体制好意型
体制好意型発電所
個人好意型発電所
一般50歳以上
体制好意型

自由闊達型発電所

な特徴である可能性もある．そこで 2015 年度に同意見やアイデアなどの発言がしやすい開放的な職場

1.0

環境と受けとめられているが，情報共有に対しては1.0の結果を図６に示す．調査項目は完全に一致してい比較的厳しく捉えられている．これらの組織的特徴

一般40歳代るわけではないが，約９割の調査項目が一致してい管理職様の調査をしているので，2015 年度の主成分分析
一般50歳以上

管理職

は，組織が独自にもつ文化的特徴そのものが現れて0.5いると考えられるが，図１に示すような組織を構成

一般30歳代所を色分けで示した．2018
年度とプロット位置が
一般50歳以上場合が考えられる．そこで原子力発電所の３つのタ
イプごとに，管理職と一般職世代ごとの特徴を求め検討する．
図３に３タイプの発電所の管理職と一般職世代別の特徴を示す．タイプごとに図１で示した職位と世代の相対的特徴傾向が同様に示されている．すなわ
ち，どのタイプを取ってもタイプ内で一般職 29 歳
以下が最も「形式共有型」になっており，一般職の第３主成分得点
第３主成分得点する職位や世代の人数分布の偏りによっても現れる

管理職
一般40歳代る．図６では，2018
年度の各タイプの原子力発電
管理職

0.5

形 一般29歳以下

一般30歳代若干異なるが，2015
年度においても体制好意型発式
一般50歳以上
管理職一般50歳以上

0.0 共
形 一般29歳以下
一般40歳代有
電所は，個人好意型発電所より「体制好意型」の特式
一般50歳以上 管理職
0.0 型
共一般40歳代徴が強く，「個人好意型」の特徴が弱くなっている．
有一般40歳代
一般30歳代型

また，自由闊達型発電所は，体制好意型発電所や個
一般40歳代
一般30歳代-0.5

人好意型発電所より「自由闊達型」の特徴が強くなっ-0.5ている． 一般29歳以下-1.0

一般29歳以下

一般30歳代
一般29歳以下

一般29歳以下
したがって，
３つの組織的特徴，「体制好意型」「，個
一般30歳代
個人好意型

人好意型」
，
「自由闊達型」は，原子力発電所それぞ
-1.0
-0.5
0.0
0.5
1.0

1.5

第２主成分得点
れがもつ組織文化の特徴と考えられる．
-1.0
-0.5
0.0
0.5

1.5

個人好意型

-1.0

1.0

世代が高くなると「体制好意型」に変わってくる．

原 子 力 発 電 所 は， ハ第２主成分得点
ード面で沸騰水型軽水炉

そして，管理職は最も「自由闊達型」の特徴を示し（BWR）と加圧水型軽水炉（PWR）をもつ発電所ている．また，各タイプの同職位，同世代を比較すに分けられるが，本検討において組織文化にも違ると，どの職位，どの世代においてもタイプで分類される特徴が強く示されている．例えば，体制好意型発電所の一般職は，どの世代をとっても他のタイ
プの一般職より「体制好意型」の特徴が強く，個人

全体
全体
自由闊達型
自由闊達型
個人好意型発電所
個人好意型発電所
体制好意型発電所

体制好意型発電所

個人好意型発電所

1.0

自由闊達型発電所

体制好意型発電所 0%

体制好意型
一般50歳以上

0%

一般40歳代第３主成分得点

管理職

管理職

0.5

図４
一般30歳代形 一般29歳以下
式
0.0 共
有
型

20%

40%

60%

80%

100%

一般職
20%

管理職 60%
40%

80%

100%

一般職

管理職

原子力発電所タイプごとの職位分布

一般50歳以上

一般50歳以上

管理職
一般40歳代

一般40歳代自由闊
達型

一般30歳代

全体
全体
自由闊達型
自由闊達型
個人好意型発電所-0.5
一般29歳以下
一般29歳以下
-1.0
-1.0

-0.5

図３

個人好意型発電所
体制好意型発電所

一般30歳代
個人好意型
0.0
0.5
第２主成分得点

1.0

原子力発電所タイプごとの職位比較

全体
自由闊達型

1.5

自
由
闊
自
達
由
型
闊
達
型

体制好意型発電所 0%
29歳以下
0%

図５

20%

40%

80%

100%

30歳代
20%

40歳代 60%
50歳以上
40%
80%

60%

100%

29歳以下
30歳代
40歳代
50歳以上
原子力発電所タイプごとの一般職世代分布

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-3

29

2015 原子力発電所
2018 体制好意型
1.02018 個人好意型

以上の検討を通して，質問紙調査において注意す2018 自由闊達型

るべきことは，組織文化の特徴が調査結果に影響を体制好意型与えているということである．すなわち，ある物事を好意的に捉えたり厳しく捉えたりする組織文化の第３主成分得点0.5

特徴が評定値に影響を与えていると考えられるのである．そのような組織文化の影響を除くためには，
自
由
闊
達
型

形
式
0.0 共
有
型

アンケート調査を一回の調査で終わらせるのではな
く，同じ内容で定期的に継続調査をしていくことが望まれる．一回だけの調査では，物事の捉え方による評定の偏りなのか，状態そのものに対する評定な-0.5のか判然としないが，継続的調査による評定値の変化こそが組織の状態を表していると考えられるからである．つまり，ある物事に対して好意的な捉え方

個人好意型

-1.0
-1.0

図６

-0.5

0.0
第２主成分得点

0.5

1.0

や厳しい捉え方をする組織文化においても変化する
評定値は，その物事の状態変化そのものを表してい2015 年度原子力発電所の組織的特徴

ると考えられるのである．

いがあることが認められた．図７に BWR 発電所とPWR 発電所の組織的特徴を示した．図７は図２と

6. 結
 論

同じものであるが，BWR 発電所と PWR 発電所を

原子力発電所職員に対して安全に関する質問紙調明記した．BWR 発電所は，「個人好意型」の特徴が査を行い，主成分分析を行ったところ，17 の原子

多く，PWR 発電所は「体制好意型」の特徴が多い．

力発電所が「体制好意型」，「個人好意型」，「自由闊

異なるプラント設備を取り扱いすれば組織文化も異達型」の３タイプに分類された．タイプごとに職位なる可能性はあるが，BWR 発電所と PWR 発電所

や世代に分割して各々の特徴を比較した結果，どのの運用管理の仕方などが組織文化に差異を生じさせ職位や世代においても分類されたタイプの特徴が相るほど異なっているのだろうか．一部の例外を除き対的に認められた．また，３年前の調査結果でも３

偶然とは思えないほど組織文化の特徴が異なっていタイプに分類された原子力発電所には同様の特徴がるのである．

認められた．以上から「体制好意型」「，個人好意型」，「自由闊達型」は原子力発電所がもつ組織文化の特
BWR発電所1.0

徴と考えられる．また，沸騰水型軽水炉を有する発PWR発電所

電所に「個人好意型」の特徴が多く，加圧水型軽水

体制好意型炉を有する発電所に「体制好意型」の特徴が多いことも認められた．
質問紙調査のあり方として，物事の捉え方にみら

第３主成分得点0.5

れる組織文化の影響を除くために，単発的な調査よ
自
由
闊
達
型

形
式
0.0 共
有
型

りも定期的な継続的調査が望まれる．

謝 辞
本 研 究 は， 一 般 社 団 法 人 原 子 力 安 全 推 進 協 会-0.5（JANSI）とその会員のご協力のもとに実施できた
-1.0
-1.0

図７

-0.5

個人好意型
0.0
第２主成分得点ものである．厚く感謝申し上げます．
0.5

BWR 発電所と PWR 発電所の組織的特徴

1.0

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-3

30

引
 用文献
福井宏和（2012）．原子力委発電所の安全風土に関する質問紙調査．集団力学，29, 69-86.
宮地由芽子・村越暁子・赤塚肇・鈴木綾子（2009）．
職場の安全風土評価手法の開発．鉄道総研報
告，23, 23-28.
Schein, E. H.（1985）．Organizational Culture andLeadership, Jossey-Bass.
高野研一・津下忠史・長谷川尚子・佐相邦英（2002）．
意識面・組織面からみた安全診断システムの構築（その１）－診断に必要な機能および診断結果の妥当性検討－．電力中央研究所報告，
S01002.
余村朋樹・細田聡・井上枝一郎（2015）．産業組織における安全文化の現状把握に関する検討－
職位間におけるコミュニケーションギャップという指標を導入して－．応用心理学研究，
40, 194-202.

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-4

31

トピックモデルによるアンケート自由記述回答の潜在意味解析
Latent Semantic Analysis of Free Description Answers Utilizing Topic Model西田

豊（Yutaka Nishida）＊1

要約
アンケート調査において，選択式の設問とともに，自由記述式の設問が設定されることが多い．自由記述回答には選択式の設問では捉えきれなかった意見が含まれていることも多く，非常に情報量が多いデータといえる．しかしながら，自由記述回答は質的なデータであり統計的に扱いにくかったため，分析において量的なアプローチがとられることは多くなかった．本研究
では自然言語処理分野において使用されるトピックモデルを用いて，自由記述データに潜在するトピックを抽出した．また抽出したトピックの中には選択式の設問で得られた総合得点と相関するものが見いだされた．これらの結果は安全文化醸成の程度と自由記述の内容が関連することを示していると考えられる．
キーワード

安全風土，安全文化，自由記述，潜在意味解析

Abstract
In questionnaire surveys, free-form questions are often set along with multiplechoice questions. Free-description answers often include opinions that cannot be captured by
the multiple-choice questions, and are considered to be very informative data. However, thefree-description answers are qualitative data and they are difficult to handle statistically, so aquantitative approach is not often taken in their analysis. In this study, we extracted the latent
topics in the free description data by using the topic model used in the field of natural language
processing. We found some topics correlated with the total score obtained in the multiple choicequestions. We consider these results to be related to the degree of fostering safety culture andthe content of free description.
Keywords

safety climate, safety culture, free description answer, Latent Semantic Analysis

1. は
 じめに

ケート調査を用いた研究も増えてきている．例えば，近年では回答者の属性に関する回答傾向の違

職場における業務を安全に遂行するためには，技いや（藤田，2017; 福井，2012; 西田，2018），属性

術的要因のみならず人的要因，組織的要因の重要でによる影響の程度が事業所間で異なること（藤田，あることが指摘されている．安全を向上させるた2018）が報告されている．また，調査項目の改良をめには，これらに加え文化の観点から安全を考え目的とした研究も実施されている（西田，2019）．

ることが必要である（原子力安全システム研究所，

このようなアンケート調査が実施される場合，自2019）．各組織においては状況把握のため，安全文

由記述回答の設問が設定されることも多く，回答者

化醸成の程度の評価が試みられている．安全文化のは選択式の回答方法では表現できなかった「思い」

評価方法にはいくつかのアプローチがあるが（竹内，が書き込まれることがある．したがって，アンケー

2012），アンケート調査での評価が用いられること

ト実施者が想定していなかった回答が含まれているも多い（西田，2017）．安全風土という概念によりことも多く，非常に情報量の多いデータであるとい

職場の安全性について評価が行われてきた（Zohar，

える．

1980）
．

テキストデータの扱いにくさによると考えらえる

原子力産業分野での需要の高まりを受け，アン＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所

社会システム研究所

が，自由記述に書かれている内容がどのような話題

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-432であるのかや，自由記述の内容が回答者の属性に方法が用いられてきた（岩田，2015；佐藤，2015）．

よってどのように異なるのかといった自由記述内容

自然言語処理研究におけるトピックの推定は当についての把握や，自由記述の内容とアンケートで初，情報検索を目的としており，文書・語彙行列を実施している量的調査部分とがどのような関連にあ

特異値分解により低ランク近似し，潜在的共起性

るのかといった分析についてはあまり実施されてこを抽出した．この方法は自然言語処理の研究分野なかったといえる．

では Latent Semantic Analysis（LSA; Deerwester,

近年では計量的なテキストデータ解析の方法とDumais, Furnas, Landauer, & Harshman, 1990）とツールが整備されつつあり，テキストデータ解析呼ばれるが，主成分分析による次元削減と等しい．

を実行しやすい環境ができつつある（樋口，2014;

LSA は得られたパラメータに負の値を含むため解石田，2017）．組織研究におけるテキストデータを釈の困難さが残る点や，モデルの制約の強さから扱った計量的研究として，工藤（2015）は組織内の扱いにくいという問題があった．これらの問題を縦コミュニケーションについて自由記述と評定値か解決したのが LSA を確率モデルとして再定式化しら考察をおこなっている．また，藤田（2019）では，

た probabilistic LSA（pLSA; Hofmann, 1999）であ

職場に対する評定値と文字数や使用される語に関連

る．pLSA を階層ベイズモデルとしてさらに拡張しがあることが指摘されている．

た Latent Dirichlet Allocation（LDA; Blei, Ng, &本研究ではアンケートにおける自由記述から得られたテキストデータを用いて，自由記述の内容を把握するとともに，同時に得られた量的な評定値との関連を検討する．

2. テ
 キストデータ解析
2.1 質
 から量へJordan, 2003）が現在におけるトピックモデルの標準的な方法となっている．

2.3 L DALDA は文書中の単語がどのトピックによって生成されたかをモデル化したものである．このトピッ
クは，観測されていない潜在的な変数である．文
書数を M，文書 d に含まれる単語数を nd とし，文書一般的にテキストデータ解析においては，まず得d の i 番目の単語を wd,i，対応する潜在トピックを zd,i

られたテキストデータを文法や単語の品詞等の情報とする．文書は K 個のトピックから構成され，その比率は離散分布として表現される．文書 d でトピッ

をもとに形態素と呼ばれる意味を持つ最小単位にままれていたかを示す集計表を作成する．この集計表

ク k が出現する確率を θd,k とし，θd をトピックの出現分布とする．トピック k における単語 v の出現確

を文書と語彙からなる共起データ行列と呼び，質的率を φk,v とし，φk を単語の出現分布とする．θd と φkなテキストデータから量的な頻度データへと変換しは以下のように Dirichlet 分布により生成されるとたことにより統計的なアプローチを可能にする．

仮定する．

で分割する．そしてどの文書にどの形態素が何回含

2.2 テ キストデータに潜在するトピック

θd ~ Dir（α）（d=1, …, M），
φk ~ Dir（β）（k=1, …, K）．

テキストデータ解析の目的の一つに，ある文書のであるかを半自動的に判定するというものがある．

ここで α および β は Dirichlet 分布のパラメータである．潜在トピック zd,i と単語 wd,i は以下のように多文書中に含まれる話題を指してトピックと呼ぶこと

項分布からの生成を仮定する．

内容がどのような話題について記述されているものにする．例えば，「リズム，演奏，歌」などの単語が文書中に含まれていたとすると，その文書は音楽

zd,i ~ Multi（θd（）i = 1, …, nd），

について記述されていることと理解できる．
つまり，wd,i ~ Multi（φz （）i = 1, …, nd）．
d,i

文書のトピックはその文書に含まれる単語によって推定可能である．文書中にどのようなトピックが含まれているかの推定にはトピックモデルと呼ばれる

LDA における確率変数間の依存関係は図１のように表現される．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-4

本研究では，LDA を用いて，自由記述データに内在する潜在的なトピックを抽出することを試み

33

3.3 自
 由記述データの分類

る．また，アンケートでは５段階評定による定量的

総合得点と自由記述との関連を検討するため，総なデータも取得しており，自由記述におけるトピッ

合得点をもとに自由記述を 10 グループに分類する．

クが定量的データとどのような関係性にあるかも検

各グループに含まれる回答者数がおよそ等しくなる

討する．

よう，総合得点の値の順に自由記述を 10 グループに分類した．総合得点の値が元も低いグループをG0 とし，値が高くなるにつれてグループ番号が大きくなり，総合得点が最も高いグループを G9 とした．LDA における解析ではこれらのグループを１つの文書として扱った．

3.4 分
 析方法
自由記述データから解析用データ行列の作成にあ
図１

LDA のグラフィカルモデル

たり，日本語形態素解析エンジン MeCab Ver. 0.996（工藤，2013）および R 言語のパッケージ RMeCab

3. 方
 法

ver.1.04（Ishida, 2019）を使用した．品詞は名詞のみを指定し，最小出現数は５としたところ 639 語が

3.1 自 由記述データ抽出された．自由記述全体で出現した頻度の高い上位 10 語を表２に示す．

2018 年５月から９月にかけて原子力産業従事者

LDA による解析においてはトピック数を分析者に対して実施された調査票調査で得られた 24,503 名が決定する必要があるが，今回の分析ではトピックのデータのうち電力会社に所属し，自由記述設問

数を増加させながら推定したときの尤度の増加程度に回答していた 2,955 名のデータを解析対象とした．

を参考に解釈可能なトピック数を検討したところ

自由記述の設問は「安全文化について，日頃感じて

６トピックが適当であると判断した．実行には R 言いることがありましたら，500 文字以内で自由にご語のパッケージ lda ver.1.4.2（Chang, 2015）を使用

記入ください」というものであった．

した．
表２

3.2 安
 全文化総合得点
量的データについては全 78 項目の設問があり，「そう思う」〜「そう思わない」の５段階で評定をしてもらい，５点から１点を割り当てた．逆転項目
は安全に関する状態が良いほど得点が高くなるよう反転し処理を行った．全 78 項目の全平均を算出し，総合得点とした．総合得点の記述統計量を表１に示す．
表１

総合得点の記述統計量

最小値

中央値

最大値

平均値

標準偏差

1.24

3.92

4.99

3.89

0.63

頻出語上位 10 語
単語

頻度

1

安全

3993

2

文化

1854

3

業務

1068

4

必要

659

5

原子力

594

6

職場

417

7

重要

404

8

現場

295

9

会社

280

10

人

278

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-4

34

4. 結
 果と考察率を算出した．

4.1 L DA によるトピック推定ル」，「工程」といった語も多く出現するトピックに

トピック１には「業務」が最も多く出現し，「ルーなっていることから，業務についてのルールや工程各トピックに含まれる頻出語上位 10 語は表３のについてのトピックと解釈できる．

ようになった．またトピックと語の関連性の指標とトピック２は「原子力」が最も多く出現しており，

して，ある語が当該トピックに出現した回数を当該「状況」，「コスト」といった語も多く出現している

トピックに含まれる全語の出現回数で除した出現確ことから，原子力を取り巻く現状についてのトピッ
クであると解釈できる．

表３

 トピックに含まれる頻出語上位 10 語と各
その出現確率
topic 1とから現場における安全に対する姿勢についてのtopic 2

1

業務

.29

原子力

.17

2

社員

.05

人

.08

3

ルール

.05

状況

.06

4

工程

.04

コスト

.05

5

状態

.03

部門

.04

6

部署

.02

環境

.04

7

レベル

.02

現状

.03

8

予算

.02

考え方

.03

9

上司

.02

考え

.03

10

余裕

.02

アンケート

.02

topic 3

トピックであると解釈できる．
トピック４は「会社」が最も多く出現し，「コミュ
ニケーション」や「言葉」といった語多く出現していることから社内におけるコミュニケーションについてのトピックであると解釈できる．
トピック５は「安全」が最も多く出現しており，「文化」，「取り組み」といった語が多く出現していることから安全文化への取り組みについてのトピッ
クであると解釈できる．
トピック６は「重要」が最も多く出現しており，「事故」，「リスク」といった語も多く出現している

topic 4

1

必要

.21

会社

.13

2

現場

.09

コミュニ
ケーション

.05

3

大切

.05

企業

.04

4

姿勢

.04

言葉

.04

5

技術

.03

人員

.04

6

当社

.03

日頃

.04

7

不安

.03

効率

.03

8

グループ

.03

目標

.03

9

機会

.02

傾向

.03

10

事業

.02

幹部

.03

topic 5

トピック３には「必要」が最も多く出現しており「現場」，「姿勢」という語も多く出現しているこことからプラントにおける事故やリスクについてのトピックであると解釈できる．

4.2 ト
 ピック比率
各得点グループにおいて各トピックがどのような比率で記述されていたかを推定したものが図２である．得点グループによって若干のトピック比率の高低があるが，おおむねの傾向は一致していると考えられる．すべての得点グループにおいて比率が高

topic 6

1

安全

.47

重要

.11

2

文化

.22

事故

.06

3

職場

.05

自分

.05

4

個人

.02

リスク

.05

5

取り組み

.02

プラント

.03

6

情報

.02

雰囲気

.03

7

十分

.01

大事

.02

8

疑問

.01

内容

.02

9

危険

.01

事例

.02

10

課題

.01

基本

.02

図２

各得点グループのトピック比率

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-4

かったのはトピック５の安全文化への取り組みについてのトピックであった．最も記述の比率が少な

表４35

 トピックにおける総合得点のグループ順位と各
トピック比率との相関係数
topic

相関係数

１

-.77

間で大きな差はなかった．

２

-.89

３

-.37

4.3 総
 合得点とトピック比率との関連

４

-.79

５

.95

６

.58

かったのはトピック４のコミュニケーションについてのトピックであった．トピック３は得点グループ

図３にトピック別に得点グループごとのトピック比率を示す．総合得点が上昇すると増加するトピッ
クと，減少するトピックがあることがわかる．G0

は総合得点が高いグループほど安全文化への取り組〜 G9 の順位とトピック比率との相関係数を計算しみに関するトピックが多いことを示している．またたところ表４のようになった．

トピック２とは負の相関関係にあり（r = -.89），総いずれのトピックも総合得点と比較的強い相関があることが確認された．特にトピック５は総合得点

合得点が高いほど原子力の現状に関するトピックが少なくなるといえる．

と非常に強い正の相関関係にある（r = .95）
．これ図３

トピック別の得点グループごとのトピック比率

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-4

36

5. ま
 とめ

Dirichlet allocation. Journal of Machine
Learning Research, 3, 993-1022.

本研究では，LDA によりアンケートで得られた

Chang, J.（2015）．lda: Collapsed Gibbs Sampling

自由記述データにおいてどのようなトピックが記述

Methods for Topic Models. R package

されていたのかを推定した．６つのトピックはいず

version 1.4.2.

れも原子力安全に関連して解釈が可能なものであっ

Deerwester, S., Dumais, S., Furnas, G. W., Landauer,

た．得点グループにかかわらず，最も大きな比率でT. K., and Harshman, R.（1990）．Indexing

トピックになっていたのは，安全文化についてでby Latent Semantic Analysis. Journal of the

あった．また，安全文化についてのトピックは安全

American Society for Information Science 41

文化総合得点が高いグループほど，記述が増えると（6）, 391-407.

いうことが示唆された．そのほか５つのトピックに

藤田 智博（2017）．安全確認を抑制するメカニズ

ついても，安全文化総合得点との高い相関関係が見

ム －知識・技能への自信に注目して－ INSSいだされた．これは，アンケートの得点は所属する

JOURNAL, 24, 48-57.

組織の安全文化状態を反映した数値と考えられるた藤田 智博（2018）．原子力産業の安全風土調査へ

め，安全文化の醸成の程度と自由記述の内容が関連のマルチレベル分析の適用 INSS JOURNAL,

することを意味している．藤田（2019）においても，

25, 17-24.

組織に対する評価と自由記述内容が関連することが藤田 智博（2019）．テキストデータが映し出す「安指摘されたが，本研究では異なるアプローチにより

全 」 － 自 由 記 述 の 活 用 － INSS JOURNAL,確認されたといえる．

26, 2-9.

原子力産業にかかわるデータは社会的・経済的動藤田 智博（2019）．2010 年代の原子力産業従事者

向の影響を受け時系列的に変化することが予想さの仕事への意識 －世代差に着目して－ INSSれる．例えば，藤田（2019）や河合（2020）では，
原子力産業従事者の意識が東日本大震災の後に変化していることが指摘されている．本研究では一時点

JOURNAL, 26, 10-17.
福井 宏和（2012）．原子力発電所の安全風土に関する質問紙調査 集団力学 , 29, 69-86.

の自由記述データを使用したが，自由記述において

原子力安全システム研究所 社会システム研究所（編も時系列変化が予想される．時系列自由記述デー著）（2019）．安全文化を作る 日本電気協会新タに対して Dynamic Topic Models（DTM: Blei &聞部．

Lafferty, 2006）などの時系列トピックモデルを用樋口 耕一（2014）．社会調査のための計量テキストいることで，社会的・経済的動向を踏まえたトピッ

分析 －内容分析の継承と発展を目指して－クの変化を検討することが可能になると考えられ

ナカニシヤ出版．

る．

H o f m a n n , T .（ 1 9 9 9 ）．P r o b a b i l i s t i c L a t e n t
Semantic Analysis. Uncertainty in Artificial

謝 辞Intelligence. 289-296.
石田 基広（2017）．R によるテキストマイニング入

本研究は一般社団法人原子力安全推進協会（JANSI）と各事業所のご協力のもとに実施できたものである．厚く感謝申し上げる．

引 用文献
Blei, D. M. and Lafferty, J. D.（2006）．Dynamic

門（第２版）森北出版株式会社．
Ishida, M.（2019）．RMeCab: interface to MeCab.
R package version 1.04.
岩田 具治（2015）．トピックモデル 講談社 .
河 合 学（2020）．原子力産業に従事する組織成員 意 識 の 変 化 に 関 す る 探 索 的 検 討 INSSJOURNAL, 27.

topic models. Proceedings of the 23rd

工藤 直志（2015）．自由回答を用いた組織内コミュ

International Conference on Machine

ニ ケ ー シ ョ ン の 分 析 INSS JOURNAL, 22,

Learning, 113-120.

2-12．

Blei, D. M., Ng, A. and Jordan, M.（2003）．Latent

工藤 拓（2013）．MeCab ver. 0.996



INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-4

（https://taku910.github.io/mecab/）．
西田 豊（2017）．安全風土と安全文化 －概念，測定と理論，醸成について－ INSS JOURNAL,24, 21-31.
西田 豊（2018）．スパース判別分析による属性別安
全風土の特徴抽出 INSS JOURNAL, 25, 2530.
西田 豊（2019）．項目反応理論による安全風土調査の項目分析 INSS JOURNAL, 26, 18-26.
佐藤 一誠（2015）．トピックモデルによる統計的潜在意味解析 コロナ社．
竹 内 み ち る（2012）． 組 織 の 安 全 文 化（ 安 全 風土 ）評価・ 測定の手法に関する試論 INSSJOURNAL, 21, 10-19.
Zohar, D.（1980）．Safety climate in industrialorganizations: Theoretical and applied
implications. Journal of Applied Psychology,
65, 96-102.

37

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-5

38

原子力産業に従事する組織成員意識の変化に関する探索的検討
Exploratory Studies about Change of Consciousness Job Attitudes of 
Employees in the Nuclear Energy Industry and Organizations
河合学（Manabu Kawai）＊1

要約
これまで原子力産業に関わる組織成員が，事故によって精神衛生に関してどれくらいの影響を受けているのか，どのような要因により精神衛生は変化するのかを，複数の時点の調査デー
タの分析を通して明らかにする．精神衛生の指標としては，「不安感」を取り上げた．精神衛生の指標は東日本大震災後にもっとも低下（不安感は増大）しており，そこから現在は回復している．
また不安感と関連する要因として「誇り」が示され，「仕事継続意思」と「誇り」とが関連する
ことも明らかになった．仕事を不安感なく継続意思を持って行う上では，誇りを醸成していくことが重要である．
キーワード

原子力，仕事，精神衛生，誇り，不安感

Abstract
The purpose of this study is to clarify how the mental health of members oforganizations involved in the nuclear industry is affected by nuclear accidents, and what factors
change their mental health, through analysis of survey data at multiple time points.  Anxiety was
selected as a mental health issue. Anxiety was the highest at the time of the Great East Japan
Earthquake, and it has been dropping since then. Pride was shown as a factor related to anxiety,and it was also found that the intention to continue working and pride were related, and it was
judged to be important to foster pride in carrying out work without anxiety.
Keywords

nuclear energy industry, job, mental health, pride, anxiety

1. 問
 題設定

成員が，チェルノブイリ事故，もんじゅ事故，JCO
事故等の事故・トラブル（以下，事故等という）を2011 年の東日本大震災とそれに続く福島第一原

経験し，これら事故等によって組織成員の精神衛生

子力発電所での事故後，国内の原子力発電所はすべがどれくらいの影響を受けているのかを量的に示すて停止することになった．その後，新規制基準が施こと，およびどのような要因により精神衛生は変化

行され，審査の後，運転を再開した発電所がある一するのかを，複数の時点の調査データの分析を通し方，廃止措置が進められることが決まった炉もある．

て明らかにすることにある．

この間，原子力産業に関わる組織成員の仕事継続意
思には変化が認められることが示されている
（藤田，
2019）
．
仕事継続意思と精神衛生との関係は明確ではない
ものの，少なからず関係性はあるものと想定するこ2. デ ータと分析のモデル
2.1 使
 用するデータとが可能であるから，組織成員が精神衛生面で現在使用するデータは，2002 〜 2018 年におよそ３年

どのような状況にあるのかを知っておくことは重要毎に６回にわたり原子力産業従事者に対して実施さであろう．また，精神衛生の変化がどのような要因れた安全にかかわる意識調査から得られたものであでもたらされるのかについても同様である．

る．トレンドを確認するうえでは，各回の調査が比本稿の目的は，これまで原子力産業に関わる組織＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所

社会システム研究所

較可能である必要があるが，本調査で調査対象とさINSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-5

れた回答者が所属する事業所は．国内の電力会社である．また，
各回のサンプルサイズは数千人であり，

39

3.1 不
 安感の変化

トレンドの把握に十分であると考えられる（第１回

不安感の値について，各調査回の平均値をプロッ

n ＝ 2947， 第 ２ 回 n ＝ 4224， 第 ３ 回 n ＝ 7781，

トしたのが図１になる．
全体の平均値を確認すると，

第 ４ 回 n ＝ 12371， 第 ５ 回 n ＝ 11387， 第 ６ 回…

第３回（2009）がもっとも高く（不安感が低く）なっ

n ＝ 12154）．

ており，東日本大震災後の第４回（2011-2013）以

2.2 使 用する変数
精神衛生に係る設問群は「不明確な責任範囲」，

降低下し第５回（2015）にもっとも値が低くなった．
そこから回復し，
第６回（2018）は第１回（2002-2003）と同程度の値となっており，高かった不安感が回復傾向にあることが見て取れる．

「不安感」，「仕事継続意思」，「上司の圧力」の４つ

また，各回のバラツキ（平均値± SD）を見るとが対応する．着目したのはその中で自身の感情を表回を重ねるごとに少しずつではあるが，大きくなっした「不安感」であり，「あなたは，これからの人ている．その要因を見つけるために不安感につい生をあれこれと考えてみて『将来なんとなく不安て，各回の平均値を年齢層別にプロットしたのが図だ』というような気がする」と尋ねた．
「そう思う」

２になる．東日本大震災後の第４回以降，
29歳以下・「どちらかというとそう思う」「どちらともいえない」

30 歳代と 40 歳代および 50 歳以上の差が開いていく「どちらかというとそう思わない」「そう思わない」

ことがわかる．各回のバラツキの増加と年齢層別のの５件法で尋ねており，５点から１点までを割りあ差の拡大が一致する．

て，逆転項目として否定した場合に点数が高くなる
ように処理している．それゆえ点数が低い方が不安

５

感を持っているということである．

2.3 分
 析の方法とモデル
以下では，各回の全体平均を図にプロットし，ト
レンドを視覚的に確認する．次に，意識調査に使った複数の設問から不安感を低減させる要因をさぐる

４
不
安
感

３

２

１

ため，不安感を目的変数とし，同時に実施されたその他の全ての設問群の中から，ステップワイズ法により選択された変数を独立変数とした重回帰モデル

第１回

第２回

第３回

第４回

第５回

第６回

(20022003)(2006)(2009)(20112013)(2015)(2018)(調査年)を構成した．重回帰分析や判別分析の場合，独立変図１

数が多い方が良いモデルとは限らない．独立変数の候補から，予測や判別に有用な順に独立変数を採用するための方法を用いた．まず，最も有用な独立変調査回

不安感の平均値の変化

４数を１個採用する．次の段階では，まだ採用されていない独立変数のうちで最も有用な独立変数を１個採用するという手順を繰り返す．独立変数の選択基

２９歳以下

不
安 ３
感

３０歳代

４０歳代

準はあくまでも統計的な指標に基づくため，選択さ５０歳以上れた独立変数が解釈可能であるかは別途判断が必要
である．

3. 結
 果
まず，不安感の変化を確認し，その後，重回帰分析により行った分析の結果を示す．

２
第１回

第２回

第３回

第４回

第５回

第６回

(20022003)(2006)(2009)(20112013)(2015)(2018)

調査回
(調査年)

図２

不安感の平均値の変化（年齢層別）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-5

40

3.2 不
 安感と関連する設問

3.3 仕 事継続意思と関連する設問

不安感について，同時に実施された設問群からス

3.2 節で不安感と仕事継続意思が深く関係するこ

テップワイズ法により選択された設問が表１になとが示唆された．そこで次に仕事継続意思を目的変る．非標準化係数を見ると仕事継続意思と不安感と数とし，同時に実施されたその他の全ての設問群かが最も関連が強いことがわかる．次に関連が強いの

らステップワイズ法により選択された変数を独立変は，達成感であった．そして，ルール遵守，要員確数とした重回帰分析を行った結果を表３に示す．非保，職場雰囲気と続く．仕事は生活の中で大半を占める行動なので，仕事から発生する悩み等が将来に標準化係数の値から仕事継続意思と誇り（非標準化
係 数 β=.367，t=28.162，p=.000），不 安 感（ 非 標 準

対する不安として現れるのは当前のことであろう．

化係数 β=.324，t=36.730，p=.000）とが，強く関連

しかしながら，仕事継続意思が不安感に影響を与する．次に関連が強いのは，直属上司からの無理なえるというよりは，不安感が仕事継続意思に影響していると考えられるので，仕事継続意思を独立変数から外して，再度ステップワイズ法により変数選択を行った．その結果を示したのが表２になる．不安感と強く関連する新たな項目として誇りが示された（非標準化係数 β=.308，t=22.905，p=.000）．

圧力，仲間意識などである．

4. 議
 論
不安感の値の推移を見ると，東日本大震災を境に低下を始め，数年後もっとも低い値となった．この間は新たな規制基準が定められ，発電所を動かすた

表１
変数名

不安感と関連設問（1）
非標準化
標準誤差
係数

設問

（切片）

-.048

.053

標準化
係数

t値

有意確率

-.902

.367

仕事継続意思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

.407

.011

.417

37.500.000

達成感

あなたは , 今の職場での業務遂行において達成感を味わうことができる

.121

.013

.103

9.270

.000

ルール遵守

あなた自身の業務に関する規則・ルールに運用しにくい内容がある

.102

.011

.093

9.163

.000

要員確保

あなたの職場では，業務を遂行する上で必要な要員が確保 , 配分されている

.074

.010

.073

7.302

.000

職場雰囲気

あなたの職場では，自分では「こうすべき」と思う
意見でも言い出しにくいことがある

.080

.013

.065

6.359

.000

非標準化
標準誤差
係数

標準化
係数

t値

有意確率

-4.834

.000

表２
変数名

不安感と関連設問（2）

設問

（切片）

-.289

.060

誇り

あなたは，今の職場で働いていることを誇りに思っ
ている

.308

.013

.257

22.905

.000

ルール遵守

あなた自身の業務に関する規則・ルールに運用しにくい内容がある .

.138

.012

.126

11.698

.000

上司の圧力

あなたは直属上司から無理な圧力を感じることが
ある .

.127

.014

.107

9.100

.000

要員確保

あなたの職場では , 業務を遂行する上で必要な要員が確保，配分されている

.108

.011

.107

10.093

.000

職場雰囲気

あなたの職場では，自分では「こうすべき」と思う
意見でも言い出しにくいことがある .

.134

.014

.109

9.278

.000

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-5

表３
変数名

41

仕事継続意思と関連設問
非標準化
標準誤差
係数

設問

（切片）

標準化
係数

t値

有意確率

-4.132

.000

-.239

.058

誇り

あなたは，今の職場で働いていることを誇りに思っ
ている

.367

.013

.299

28.162.000

不安感

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

.324

.009

.316

36.730

.000

上司の圧力

あなたは直属上司から無理な圧力を感じることが
ある

.273

.011

.226

24.917.000

仲間意識

あなたは今の職場の仲間の一員でいたい

.210

.014

.154

14.632

.000

上司の連携

あなたの直属上司は職場間の連絡をうまくとって
いる

-.110

.015

-.068

-7.472.000

めにそれらに合格する必要があった．限られた時間に整理した．仕事継続意思は誇りや不安感と関連がのなかで，限られたリソースを最大限に活用し，原強く，不安感は誇りやルール遵守，要員確保，上司

子力産業に従事する人々は業務に取り組んでいるもの圧力，職場雰囲気と関連が強い．

のと想像できる．そのようなある意味緊急事態の中

近年，若手の離職が問題であるとの声が聞こえてに置かれて，
不安を感じるのは当然のことであろう．

いるが，種々対応を行っていることであろう．このその意味では，今回のデータがそれを裏付ける結果

ような場合，誇りを醸成する取り組みに軸足を移しとなった．また，40 歳以上に比べて 30 歳代以下のていくのも有効ではないだろうか．

年齢層が不安を感じていた．これはこれまで事故等

もうひとつ重要な点は職場雰囲気であり，組織成に関わってきた経験の大小によるもので，年を経る

員の心の声が組織内で共有される状況を作り出すこごとに経験が上積みされ，それらが不安感への緩衝とであろう．上司の圧力や職場雰囲気が不安感と関材の役割になったのではないだろうか．

連があることが示されていることから，例えば，上

そこで不安感を低減させる要因をさぐるために，司が部下に対して威圧的な態度を取るような状況を関連の高い変数の抽出を試みた結果を整理する．ま作るのではなく，上司は部下が働きやすい環境を整ずは，誇りが不安感と関連が強いということが示さ

える，部下の意見に耳を傾け（傾聴）状況に応じれた．仕事に対して誇りを持っている人は不安感がて対応策を検討し実行する，職場間の業務調整は小さい．心身の健康に関しては，ワーク・エンゲイ

上司が先頭に立ち行うなど，いわゆるサーバント

ジメントの高い従業員いわゆる仕事に対して誇りをリーダーシップが求められるだろう（池田・金井，持ち働く人は，心理的苦痛や身体愁訴が少ないこと

2007）
．

が明らかにされている（島津，2010）．一方，ルー

また，近年において会社と従業員との関係にエン

ル遵守，要員確保，職場雰囲気は自分の意に反してゲージメントという言葉が使われている．従業員の生じる感情である．いずれも，こうしたいという自会社に対するエンゲージメントの一つとして，顧客己の欲求に対して，相反する要求等が存在しジレンに対して感動や満足感を与える製品やサービスを提マに陥り，それが不安感につながっていると考えら供できているという自負心の有無があり，誇りがれる．
不安感は仕事継続意思と密接な関係があることは前述したが，誇りも仕事継続意思と関連が強いことが示された．先行研究でも仕事継続意思は誇りと関連することが指摘されている（藤田，2019）．不安感の状況を確認し対応することはもちろんであるが，仕事に対する誇りを醸成することで仕事継続意
思すなわち離職が少なくなる可能性は高い．
ここでこれまで得られた結果をパス図として図３

図３

 安感の規定要因と仕事継続意思に与える影響の
不パス図

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-542

醸成されることにより活き活きと仕事をしていくことができるということが指摘されている（柴田，
2018）
．

5. 最
 後に

引
 用文献
藤田 智博（2019）．2010 年代の原子力産業従事者の仕事への意識 - 世代差に着目して -INSSJOURNAL，26，10-17．
池田守男・金井壽宏（2007）．サーバントリーダー

仕事を不安感なく継続意思を持って行う上では誇

シップ入門（pp．66-88）かんき出版．

りを醸成していくことが重要であることを述べた

柴田 彰（2018）．エンゲージメント経営（pp．38-

が，終身雇用が中心であった日本型スタイルから，

55）日本能率協会マネジメントセンター．

派遣社員などの雇用形態が多様化し，長く同じ会社

島津 明人（2010）．職業性ストレスとワーク・エン

で働くことが少なくなる中で，誇りを醸成していく

ゲイジメント ストレス科学研究，25，1-6．

ことは困難であるかもしれない．こうした状況で，組織ひいては組織成員一人一人がどのような形で社会に貢献しているかを広く目に見える形で示し続けることにより，組織が持続しつづける上での原動力が得られるものと考える．

謝 辞本研究は一般社団法人原子力安全推進協会（JANSI）と各事業所のご協力のもとに実施できたものである．厚く感謝申し上げる．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-6

温暖化対策として原子力発電の受容が高まらない要因
Factors That Make It Difficult to Accept Nuclear Power Generation as a 
Measure Against Global Warming
北田淳子（Atsuko Kitada）＊1

要約
近年，集中豪雨や強い台風などの異常気象により甚大な被害が発生している．本稿の調査では，異常気象の原因に CO2 が関係していると思う人は 86％であったが，原子力発電が温暖化対策として有効だと思う人は 35％にとどまった．本稿では，２種類の調査票を用い，一方では思いつく CO2 削減方法を自由回答形式で質問し，他方では CO2 削減にかかわる知識や認識を選択
回答形式で質問しその要因を検討した．
（1）自由回答において原子力発電を CO2 削減方法として記述した人は３％であり，原子力発電は CO2 排出が少ないという特性は認知されていなかった．
（2）CO2 削減方法として，電気自動車にする，車の使用抑制，節電・省エネ，ごみの分別など個人レベルの環境配慮行動を記述した人が多く，発電分野での削減の重要性は認識されていなかった．
（3）環境問題としては CO2 より放射性廃棄物が増えるほうが深刻だと思う人が６割であり，この認識は温暖化対策としての原子力発電の有効性評価や原子力発電の利用賛否に関連していた．
「環境のために」という文脈で原子力発電を肯定することに心理的抵抗が存在することが示唆される．（4）CO2 削減策として原子力発電を受容することから離れる方向の認識はさまざまあり，それぞれの認識をもつ人は 22% から 58% の範囲であり，少なくはなかった．CO2 削減方法の全体像の中で原子力発電の価値について理解が進むことが必要と考えられる．
キーワード

原子力発電，地球温暖化，CO2 削減方法，自由回答形式，選択回答形式

Abstract
Recently, extreme weather conditions such as heavy rainfalls and typhoons havecaused serious damage in Japan. In a survey we found 86% of the respondents thought that CO2
was related to the cause of abnormal weather, but only 35% thought that nuclear power generation
was an effective measure against global warming. We analyzed the factors behind this thinking
by using two sets of questions: open-ended questions to ask respondents how to reduce CO2
and closed-ended questions to ask respondents about their knowledge and awareness regarding
CO2 reduction. The results were as fillows:（1）Only 3% wrote that nuclear power generation
was a CO2 reduction measure, and low CO2 emissions from nuclear power generation were
not recognized.（2）As ways to reduce CO2 , many people wrote individual-level actions such as
using electric vehicles, limiting the use of private vehicles, saving electricity and other forms ofenergy, and separating garbage. People were not aware of the importance of reducing CO2 in the
power generation sector.（3）Among respondents, 60% thought that the increase of radioactive
waste was a more serious environmental problem than increased CO2. That recognition was
related to the evaluation of effectiveness of nuclear power generation as a measure against
global warming and acceptance of nuclear power generation. This finding suggested that there
is a psychological resistance to affirming nuclear power in the context for environmental issues. （4）There were various perceptions that impeded the acceptance of nuclear power generation
as a CO2 reduction measure, and the percentages of persons with these perceptions ranged from22 to 58%. The merits of nuclear power generation need to be understood within the overall
picture of CO2 reduction methods.
Keywords

nuclear power generation, global warming, measures to reduce CO2, open-ended question,
closed-ended question＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所

社会システム研究所

43

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-6

44

1. は
 じめに

原子力安全システム研究所が実施している継続調査（以下「INSS 継続調査」と略す）においても，

近年，世界規模で過去の記録を更新するような熱

温暖化対策の必要性は誰もが認識し，何らかの影響

波や大雨，干ばつなどの異常気象が発生し，それにや支障があっても温室効果ガス（CO2）を削減すべ

ともなう災害が激化している．地球温暖化（以下きとの意識をもつが，手段として原子力発電を用い「温暖化」と略す）は，もはや単なる「気候変動」

ることについての支持は，原子力発電所の停止にではなく，人類やすべての生き物にとっての生存基

よって CO2 排出量が増大している現実があっても高盤を揺るがす「気候危機」と呼ばれている（環境省，

まっていないこと，特に，原子力発電の利用否定層

2020, p.20）．

は，温室効果ガスの削減に積極的であるにもかかわ

国連気候行動サミット 2019 における 16 歳の環境活動家グレタ・トゥーンベリのスピーチは，将来をらず，削減手段として原子力発電を認めない傾向があることが報告されている（北田，2019b）．

生きる若者世代から世界の指導者に温暖化対策の強また，2018 年の INSS 継続調査では，人々は異常化と行動を求める怒りのピーチとして全世界から注気象が多発する状況に温暖化の脅威を感じ，温暖化

目され，日本でも大きく報じられた．

は自らの暮らしに直接影響する問題と受け止めてい

温暖化対策の新たな国際枠組みとしてパリ協定はること，異常気象に CO2 が関係すると認識している2020 年から本格運用される．温暖化に最も寄与しこと，しかし「強く関係している」と思う層は，むている温室効果ガスは CO2 とされ（環境省，2020,

しろ原子力発電の将来の利用に否定的であることが

p.10），ドイツは CO2 排出量の多い石炭火力発電を示されている（2019a）．

2038 年までに全廃することを決定した．日本では原子力発電と CO2 にかかわる知識の有無の実態，

福島第一原子力発電所事故後に計画された石炭火力

また原子力発電に対する態度との関連についての研

発電所の建設計画が相次いで中止にいたっている．

究はあまりない．前述の深江の研究では知識不足や＊2が世界で広がるなかで，事業活動にお誤解が指摘されたが，それから十数年が経過し，温ける CO2 排出量は企業が選別される評価軸の１つに暖化の影響が顕在化し CO2 削減が世界の潮流となるなっている．CO2 削減は産業活動においても重要性など，社会の状況も大きく変化している．

ESG 投資を増している．
エネルギー政策の基本的視点は「3E ＋ S」
，すなわち，安全（safety）を大前提として，安定供

2. 目
 的

給（energy security）， 経 済 効 率 性（economic

本稿では，CO2 削減にかかわる知識の有無や認識

efficiency），環境適合（environment）を同時に達の実態を把握し，温暖化対策としての原子力発電の成することである（資源エネルギー庁，
2020, p.224）．

有用性評価や利用態度との関係を分析する．その結原子力発電は，3E を満たすうえで必要とされ，環果をふまえて，異常気象による災害の多発など温暖境適合では CO2 排出が少なく温暖化対策に貢献する化の影響とみられる被害が顕在化している状況にと位置づけられている．

あるにもかかわらず，CO2 排出が少ないという長所

しかし，人々の認識は異なる．深江（2004）は，原子力発電が地球温暖化の防止になると思う人と原をもつ原子力発電の受容が高まらない要因を整理する．

因になると思う人は半々であったという．また，深

意識調査の質問には自由回答形式と選択回答形式

江（2006）は，原子力発電が発電の際に温室効果ガがある．選択回答形式（closed-ended question）
では，スを排出しないと思う人は３割にとどまったこと，

日ごろ回答者の念頭になくても選択されれば回答者

ただし，共分散構造分析の結果，原子力発電の温暖の意見や認識になる．自由回答形式（open-ended化対策としての有用性評価には，知識不足よりも大question）では，回答者の念頭にないものはでてこ事故や放射性廃棄物という原子力発電の負のイメーない．質問形式による回答の質の違いを活かし，自ジの影響が支配的であったと報告している．

由回答では，ヒントや手がかりのない状態で CO2＊2

 SG 投資とは環境（Environment）
E
・社会（Social）
・ガバナンス（Governance）におけるさまざまな要素を指す非財務情報を考慮する投資のことで，ESG 投資として，倫理や社会的責任の観点などから特定の業種や特定のテーマに関連する企業群や個別企業を投資対象から除外する手法がある（中嶋，2016）．原子力発電関連ビジネスが除外される場合がある．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-6削減方法として人々は何を思い浮かべるのか，その表１

なかに原子力発電の利用は含まれているのかどうかを明らかにする．選択回答形式の質問では，CO2 削45

調査実施時期とサンプル数
調査時期

標本
抽出

回収
数

1993年 1月

定期

a

1138

1996年 2月

もんじゅ事故２カ月後

a531

1997年 5月

アスファルト固化施設事故２カ月後

a533

1998年 7月

定期

a

1054

1999年12月

JCO事故２カ月後

a

532

3. 方
 法

2000年10月

JCO事故１年後

a

1056

2002年11月

定期（東電問題２カ月後）

a

1061

3.1 調
 査実施概要

2003年 9月

首都圏電力不足問題後

a

1065

2004年10月

美浜３号機事故２カ月後

a

1060

2005年10月

美浜３号機事故１年２カ月後

a

1052

2007年10月

定期（柏崎地震トラブル２カ月後）

b

1010

2010年10月

定期

b

1042

2011年 7月

福島原発事故４カ月後b

528

2011年12月

福島原発事故９カ月後b

529

2012年10月

福島原発事故１年７カ月後

b

1222

2013年10月

福島原発事故２年７カ月後

b

1023

2014年10月

福島原発事故３年７カ月後

b

1020

2015年10月

福島原発事故４年７カ月後

b

1022

2016年10月

福島原発事故５年７カ月後

b

1008

2017年10月

福島原発事故６年７カ月後

b・c

1019

2018年10月

福島原発事故７年７カ月後

c

1000

2019年10月

福島原発事故８年７カ月後

c

1000

減の必要性および CO2 削減における原子力発電の有効性にかわる内容について，知識の有無や確信の程度，認識のずれなどを把握する．

INSS 継続調査は，関西電力供給地域の 18 歳以上
79 歳以下の男女を対象に，訪問留置法で実施している．表１に調査年，標本抽出法，回収サンプル数を示す．本稿の主な分析対象の 2019 年調査は，10
月 11 日 〜 11 月 11 日 に 実 施 し， 調 査 票 A で 501 人，
調査票 B で 499 人から回答を得た．

3.2 質
 問文と分析方法
原子力発電の利用についての態度，原子力発電の温暖化対策としての有効性，CO2 削減についての態
度，経済優先か環境優先かの考え方については，継続質問を分析に用いる．

※標本抽出欄の a は「住基台帳抽出・現地積上法で補完」，b は現地積上法，c は割当法
※現地積上法については北田（2011）を参照．

CO2 削減方法についての自由回答形式と選択回答
形式の質問は，調査票 A と調査票 B に振り分けた＊ 3．
調査票 A と調査票 B は数問のみが異なる．分析計画

調査票A

調査票B

人々がイメージするCO2削減方法を
自由回答形式でとらえる

CO2削減にかかわる知識や認識の有無を選択回答形式の質問でとらえるを図１に示す．
自由回答形式の質問は，CO2 の排出を削減する方法として思いつくものをいくつでも記述したうえ

CO2の排出を削減する方法として，具体的にどのような方法や対策，取り組みがあると思いますか．

で，そのなかで最も大きな削減効果があると思うも(ア) 思いつくものをいくつでもの１つを記述するよう求めた．記述されたテキストの分析には KH Coder（樋口，2019）を用いる．

10項目について，｢強くそう思う，ややそう思う，あまりそう思わない，全くそう思わない，わからない｣の5択で回答(イ) そのなかで最も大きな削減効果があると思うもの１つ

選択回答形式の質問は，CO2 削減にかかわる 10
項目に「強くそう思う」「ややそう思う」「あまりそう思わない」「全くそう思わない」「わからない」の５選択肢＊ 4 で回答を求めた．

･KH Coderによるテキスト分析･手作業による内容分類

図１･回答分布の分析･項目と態度の相関の分析

２種類の質問形式による分析計画

具体的な質問文は Appendix を参照されたい．

＊3

 由回答形式の質問は，他の質問をヒントにして記述されないように調査票 A の前方に配置し，選択回答形式の質問は，項目の内容
自が他の質問に影響しないように調査票 B の最終部分に配置した．
＊ 4 「知っている」
「知らない」という選択肢にしなかったのは，項目の内容が事実や科学的に正しいこととして回答者に受け止められ，他の質問の回答に影響することを避けるためである．

･KH Coderによるテキスト分析･手作業による内容分類･KH Coderによるテキスト分析･手作業による内容分類･回答分布の分析･項目と態度の相関の分析

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-6

46

4. 結
 果と考察4.1 原
 子力発電の温暖化対策としての
有効性にかかわる認識



100%

80%

80%

40%

図２は異常気象と CO2 の関係の認識である．
「近40%

年日本は，記録的な猛暑や，過去にないレベルの豪20%

雨に見舞われている．これらの異常気象の原因に，人間の活動による CO2（二酸化炭素）の排出が関係

1

20

20

＊
6

＊
0
10
4

36

6

60%

60%

0
10
4

1

100%

37

36

無回答

わからない

関係していない

少し関係している

少し関係している

＊
＊
36

36

50

50

0%

強く関係している

強く関係している＊印は有意差あり＊印は有意差あり
19年
B

18年 19年18年していると思うか」という質問に，「関係していな

無回答

わからない 関係していない

37

20%

0%

･回答分布の分析･項目と態度の相関の分析

B

図２

異常気象と CO2 の関係の認識

2

11 1 121

1

2

1 21 12

32

34

35

い・わからない」は十数％しかない．2019 年には「強く関係している」が 14 ポイント増え 50％になった．
調査の実施直前および実施中に，台風 15 号・台風
19 号による甚大な被害が発生した影響も一因と思われる．
日本の温室効果ガスの削減については
（図３）
「
，削
減する必要はない」はほとんどいない．
「世界に率先してたくさんの量」が 22％，
「国際的に公平な量」
が42％で，
削減することは支持されている．ただし，「世界に率先してたくさんの量」は，米国がパリ協

100%

1

2
100%

34

80%

ては（図４），「有効・どちらかといえば有効」は35％にとどまり，「どちらともいえない」が５割を

44

44

40%

20%

19

0%

47

44

19

20%

18

100%

1
4
4

0
5
5

1
8
4

える．
図５は，
原子力発電の利用についての態度である．
「利用するのがよい」が 10％，
「利用もやむをえない」
が 51％で，これらをあわせた利用肯定層は 61% で

47

48

14

18

22

国際的に公平な量を削減する
量を削減する42

43

国際的に公平な量を削減する

世界に率先してたくさんの量を削減する

世界に率先してたくさんの量を
22
18いずれも有意差なし
削減する

情報提示なし

1
6
6

1
6
4

2
8
6

1
6
6

0
8
7

1
9
5

1
7
6

0
7
6

0
9
5

無回答

80% 発電方法の長所・短所の情報提示なし43情報提示あり
43
43 43
48 1 51
1 050 049 1 53 0 53 52
1 160%
1 2 46
1 0
100%
4
4

5
5

8
4

6
4

40%
80%
60%
20%

35
43 43
33 28 4332
43

0%

0%

6
6

8
6

6
6

9
5

8
7

7
6

7
6

9
5

有効ではないどちらかといえば有効ではない

無回答

どちらともいえない

どちらかといえば有効

有効ではない

有効
48 27
46 27
25 5325 532452 24 どちらかといえば有効ではない
51 25
50 49
25
どちらともいえない

10年11年11年 12年
定期 7月 12月 Aの有効性評価に反映されるというものではないとい

47

発電方法の長所・短所の情報提示あり20%

田，2013）．つまり，情報を提示すれば原子力発電削減する必要はない

図３
温室効果ガス削減についての態度
いずれも有意差なし
13年 14年
15年 16年 17年 18年 19年

排出が少ない」といった各発電方法の長所・短所なはなく＊ 5，基本的な回答分布は変わらなかった（北420%14 14 16 14にして，結果を比較した．提示の有無による有意差3335

経済や国民生活に影響のない量を削減する経済や国民生活に影響のない

43

17

無回答

削減する必要はない

35

1915年19
13年 14年
16年 1817年 18年
17 19年
1440%

は，調査票 A では提示あり，調査票 B では提示なし

35

34

48

47

44

占めている．2012 年調査までは，調査票に「CO2 のどを一覧表で提示している質問があった．2012 年

32

60%
40%

はない．調査実施時期にはグレタ・トゥーンベリの原子力発電の温暖化対策としての有効性につい

34

33

60%

ント多いが，それ以前の水準を大きく超えるもので減積極性に目立った変化はみられない．

34

80%

定からの離脱を表明した 2017 年の 14％より６ポイ

活動が世界的に注目を集めていたが，人々の CO2 削

34

1

1
1 2 1 2 1無回答
1
2
2
2
2

35 33 28 32
14 14 16 14

図４

12 12

11 10

10
9 どちらかといえば有効いずれも有意差なし
有効
2712年
27 13年14年15年16年17年18年19年
25 25 25 24 24 25
B
12 12

9

9

11 10

9

9

9

10

いずれも有意差なし

12年13年14年15年16年17年18年19年
原子力発電の温暖化対策としての有効性
B

10年11年11年 12年
定期 7月 12月 A

3
2
2 2
4 1
1
1 1
1 1
2
6 5
5 6＊2 ＊
10 11 11 8 7 6
9 13 16
12 11
＊
12 11
16
12
＊
15
3
1
2
214 2
4
1
1 1
1 1
1
1
2
100%
80%
17 16 156 5
5 6＊2 ＊
18 19
10 11 11 8 7 6
9 13 16 29
16 24
12 11 18
18
12 11
16＊
＊
15 12
14
80%
17 16 1560%
18 19
29 6724 24
18
28
66 70 70
60%
＊
63
62 66
40% 56 52
67
63
63
＊
50
70 70
66
53
＊
51
66
63

100%

0
1 1
1
1 1 1 016 18 18 14 14 12 12 11
1

1

0

1

1

無回答
24 14 14 122812 3011 26 26 27
18
28 25

利用すべき
でない

利用すべき
28 30
他の発電
25
でない
に頼る
他の発電
52 51 利用もやむ
54＊ 45 48 47 48 52に頼る
62
40% 56 52
63 63
50＊
52 52 51 利用もやむ をえない
51 53 54＊ 45 48 47 48
20%
をえない
利用するの
20%
20
＊
12 12 10 11 7 7 ＊11 12 14 13 12＊ 6 6 7 8 8 11 8 9利用するの10 10 がよい
20
0% 12 12 10 11
14 13 12＊ ＊
12
11
11
10
10
がよい
9
8
7 7＊
6 6 7 8 80% 93年 96年 97年 98年 99年 00年 02年 03年 04年 05年07年 10年11年 11年 12年13年14年15年16年17年18年19年
93年96年
99年
00年
02年定期
03年電力
04年05年
10年
11年
11年7月
12年13年14年15年16年17年18年19年
定期
もん97年
ｱｽ98年
定期
JCO
JCO
美浜07年
美浜
定期
定期
12月
定期 もん ｱｽ 定期 JCO JCO 定期電力美浜美浜定期 定期 7月 12月＊印は有意差あり
じゅ 固化
2ｶ月 1年
不足2ｶ月1.2年＊印は有意差あり
じゅ 固化
2ｶ月 1年
不足2ｶ月1.2年

図５

26 26 27

原子力発電の利用についての態度ある．近年ほとんど変化はない．

＊5

無回答

0

 率（パーセント）の比較は，有意水準を 5% とし，互いに独立なパーセントの差の検定をおこなった．ただし，地点と個人の２段抽比出をしているために，杉山（1992, p.162），鈴木・高橋（1998, p.182）により，サンプリングによる誤差を単純ランダムサンプリングの場
合の√２倍とした．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-6

4.2 自
 由回答でとらえる CO 2 削減方法の 
認識―KH Coder による分析

47

や原子力に頼らないエネルギー」「原子力を減らしていく」など CO2 削減策とは認めない内容であった．
したがって，原子力発電を CO2 削減策として認める

4.2.1 抽
 出語と記述者数

記述は，肯定層の 15 人のみであった．
「温度」47 人，「ゴミ（37 人）」と「ごみ（12 人）」

CO2 削減方法をいくつでも記述する質問（ア）にで 49 人，「省エネ」30 人，「エアコン」28 人，「節電」

は，501 人中 435 人が記述した．

24 人，「冷暖房」24 人，「冷房」18 人，「LED」12 人，

KH Coder では，自動的に形態素解析により最小「家電」12 人，「リサイクル」11 人など，
節電や省エネ，

単位の語を抽出し，出現数すなわち記述者数を集計

資源の節約などの環境配慮行動をあらわす語があする．分析にあたり，「電気自動車」を強制抽出語

る．また，「森林」25 人，「植林」15 人，「緑」12 人に指定し，「電気」と「自動車」という最小単位になど，植物をあらわす語がある．

分割されないようにした．
異なり語数は 652，総出現数は 3,201，記述者一人

4.2.2 共
 起ネットワーク

あたり平均 7.4 語であった．
表２に 10 人以上に記述された抽出語を降順に示

図６は共起ネットワークである．語の最小出現数

す．リストの上位には，「車」91 人，
「電気自動車」

を６に指定すると 104 語が該当した．104 語のすべ

61 人，
「自動車」30 人，「カー」22 人など，自動車ての組み合わせについて，共起関係の強弱の指標でをあらわす語が多い．

ある Jaccard 係数＊ 6 が算出され，値が大きいものか「発電」
も76人と多い．
「太陽光」
34人，
「火力」
27人，

ら指定した上位 100 個の関係を直線で結んで描画さ「風力」25 人，「水力」16 人，「原子力」14 人で，発れている．

電方法をあらわす語が多い．ただし，これらは「発円の大きさは語の出現数を反映し，線がつながっ電」と合わせた複合語で記述されている場合が多いていることがそのまま語と語の共起を示すので，そため，「発電」の記述者数に単純に足し合わせると

こからデータ中に多くあらわれたトピックを読みとダブルカウントになる．

ることができる．単に語がお互いに近くに布置され原子力発電にかかわる記述は，「原発」４人を加えて計 18 人で，原子力発電利用態度の内訳は肯定ていても，線で結ばれていなければ強い共起関係はない（樋口，2019, p.71）．

層 15 人，否定層３人であった．本文中の使われ方

共起関係をもつ語のまとまり（Community）とを確認すると，否定層における記述は，「化石燃料

して 18 グループが色分けされた．緑・赤の破線と

表２
抽出語

人数

抽出語

人数

抽出語（10 人以上に記述された語）
抽出語

人数

抽出語

人数

抽出語

人数

する

99

電気

37

節電

24

化石

15

わかる

12

車

91

エコ

36

冷暖房

24

植林

15

家電

12

発電

76

太陽光

34

増やす

23

プラスチック

14

石炭

12

減らす

71

自然

31

アイドリング

22

原子力

14

緑

12

ない

67

自動車

30

カー

22

製品

14

こまめ

11

電気自動車

61

省エネ

30

ガソリン

21

バッグ

13

リサイクル

11

利用

49

使う

29

CO2

20

家庭

13

可能

11

エネルギー

47

設定

29

電力

20

工場

13

公共

11

温度

47

排気

29

燃料

20

再生

13

開発

10

使用

41

エアコン

28

排出

19

普及

13

機関

10

ガス

37

火力

27

ストップ

18

LED

12

少ない

10

ゴミ

37

森林

25

冷房

18

ごみ

12

乗る

10

削減

37

風力

25

水力

16

なる

12

待機

10

＊6

Jaccard 係数は，
「語 A か語 Bのどちらか一方でも記述した人数」における「語 Aと語 Bを共に含む記述をした人数」が占める割合である．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-6

48

ゴミの削減
ゴミ

分別

水力
太陽光

火力

再生
エネルギー

電化

温暖

ストップ
こまめ

アイドリング

上げる

電力

エコ

暖房

温度

持参
マイ

運転

時間

営業

出す

リサイクル

最小出現数

図６

化石燃料

洗濯
買い物

石油

化石

冷暖房

低い
バッグ

電球

森林

燃料

使用

待機

節電

節電･省エネ、
資源の節約など
環境配慮行動Frequency:

石炭

エアコン
設定

ハイブリッド
カー

伐採

消す
保護

控える

家電

森林保護

電気
冷房

プラスチック

乗る

地球

減少

電気自動車

省エネ

機関

交通

企業

普及

製品

公共

努力

自然

自家用車
の抑制

排出

企業

風力

発電
可能

Community:

排気

規制

対策

再エネ

ガス
工場

地熱

推進

削減

排ガス

発電･電気自動車

緑化

緑化

排ガス

活用

減らす

（

）

（

）

CO2 削減方法の記述における共起ネットワーク

分類名は筆者が書き加えたものである．トピックとかれない（樋口 ,2019，p.12）．描かれていないといして，「発電・電気自動車」「ゴミの削減」
「排ガス」

うことは，
「原子力」は特定の語と結びついた記述「再生可能エネルギー」「化石燃料」「森林保護」「緑が少なかったことを意味している．

化」「自家用車の抑制」「企業」が読み取れる．
また，赤い破線で囲んだ６つの Community は，小さな円が完全に分離されずにつながっている．出
現数の比較的少ない語がある程度共起関係をもつ様子からは，各回答者がいくつかの語を並べて記述し，

4.3 自 由回答でとらえる CO 2 削減方法の 
認識―手作業による内容分類
4.3.1 分
 類方法

語の組み合わせが回答者によって少しずつ重なり合う状況が推察される．節電，省エネ，資源の節約・

KH Coder の分析結果をふまえ，自由回答で記述

リサイクルなどから「環境配慮行動」というトピッ

された CO2 削減方法を，最終的に７分類と詳細分類

クが読み取れる．

の 29 項目に整理した．７分類（表３）は，「a. 運輸これらのトピックは，前項の抽出語と記述者数か分野での排ガスを減らす」「b. 電気やエネルギーのらおよそ推測できたが，共起ネットワークによって，消費量を減らす」「c. 廃棄物処理や生産過程で出る分析者の事前知識や予断が入る余地はなく，語と語「d. 発電方法や燃料を CO2 排出の少CO2 を減らす」の関連性のみから客観的かつ視覚的に示された．

ないものにする」「e. 植物で CO2 を吸収する」とい

なお，「原子力」は出現数が 14 であり，最小出現数が６という指定条件を満たすが，図６に描かれてう５つのアプローチに，「その他」「ない・わからない」を加えた．

いない．これは，どの語との組み合わせにおいてもそれぞれの削減方法を記述した人がどの程度いる

Jaccard 係数が小さく，上位 100 個に入らないためかを把握するために，回答者ごとに 29 項目のうちである．共起ネットワークでは，出現数の条件を満記述している項目にチェックを入れ，項目ごとに人たしても，条件を満たす共起関係をもたない語は描数を集計した．結果を図７に示す．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-6

表３49

CO2 削減方法の分類（ア） いくつでも記述 N=435人（イ） 最大の効果があるもの１つを記述 N=392人

分類

代表例

a

電気自動車・車運輸分野での排ガスを減らすb

節電・省エネ

電気やエネルギーの消費量を減らす

c

ごみ・リサイクル

廃棄物処理や生産過程で出るCO2を減らす

ガソリン車や車の排ガスを減らす・規制する

d

発電・燃料

発電方法や燃料をCO2 排出の少ないものにする

アイドリングストップe

緑化

植物で CO2 を吸収する

f

その他

g

アプローチ

0人

a

ない・わからない─

公共交通機関を利用

22
25

省エネ製品を使用

省エネ、エネルギー規制

4.3.2 人 々が思い浮かべる CO 2 削減方法

ごみを減らす、ごみ分別や処理（ア）に対する回答をみていく＊ 7．
分類 a では，「電気自動車・エコカー・航空機の1

風呂の残り湯利用・節水

08

リサイクル、再利用

9

火力発電を減らす

原子力発電の利用

発電方法の Community に含まれていた．それをふと考えられる．

18

人口抑制
各国・世界の取組

g

図７

85

27
80

27

9

その他

途上国・貧困国での削減・削減協力

ただし，「電気自動車」は共起ネットワークでは法を構成するものとして記述されている場合もある

18
3

33
28
25

11

ない、わからない

畜産を減らす経済活動の見直し

されやすいことがうかがえる．

12
15

13
6
3
1
9
2
5
3
3
2
10
2
15
8

排ガスの削減、規制

f

49
38

19

緑化、植林、森林保護、焼き畑の禁止

69人，「ガソリン車や車の排ガスを減らす・規制する」

蓄電機能により太陽光・風力と一体となって発電方8

その他発電やエネルギー

企業・工場等の取り組み

83

33

17

自然エネルギー・再生可能エネルギー発電

い．
「車や飛行機を使用しない・使用を減らす」が

108
69

75

20
6

e

100人 120人

5

プラスチック製品やプラごみを減らす

d

80人

18

6
5

レジ袋廃止、エコバッグ持参

化石燃料の使用を減らす、電化、代替燃料

まえると，
単に排ガスを出さないという観点でなく，

6

クールビズ

電化」は 108 人で，記述者の 25％にのぼり，最も多が 46 人である．運輸分野における CO2 削減が想起

4

41
46

25
23

10
12

節電

b

c

60人

55

エアコンや冷暖房における節電※削減方法ではない内容を記述しているものを含む．

図７で，CO2 削減方法をいくつでも記述する質問

40人

車や飛行機を使用しない・使用を減らす

─
※

20人

電気自動車、エコカー、航空機電化

36

手作業による CO2 削減方法の分類結果

分類 d では，「自然エネルギー・再生可能エネル

分類 b では，「節電」が 83 人，「エアコンや冷暖ギーによる発電」が 85 人と多く，「火力発電を減ら

房における節電」が 75 人，「省エネ製品を使用」がす」は 28 人で，「原子力発電の利用」は 15 人である．

33 人である．

「その他発電方法やエネルギーの転換」は 25 人で，分類 c では，「ごみを減らす，ごみ分別や処理」

具体的にはエネルギーミックスや燃料電池発電などが 49 人と多い．
「レジ袋廃止，エコバッグ持参」がの内容であった．
発電や運輸関係とは特定せずに
「化

38 人，
「プラスチック製品やプラスチックごみを減石燃料の使用を減らす，電化，代替燃料」に関わるらす」が 19 人いる．これらは生産や廃棄物の焼却

記述は 27 人である．

処分の過程で排出される CO2 を減らす効果はある
が，むしろ第一目的はプラスチック資源の節約やプ

分類 e では「緑化・植林・森林保護，焼き畑の禁止」
が 80 人と多い．

ラスチックごみによる海洋汚染の防止である＊ 8．レ

分類 f の「その他」には，「経済活動の見直し」「途

ジ袋関係の記述が，後述する火力発電や原子力発電

上国・貧困国での削減・削減協力」「人口抑制」「各より多い点は注目される．調査時期はプラスチック

国の取り組み」など，社会のしくみや国際社会全体

製買物袋の有料化を義務づける省令改正が間近な時にかかわる大きな視点からの項目があるが，いずれ期であった．身近な日常生活にかかわる問題であるも少ない．

ため印象に残りやすいと推察される．
＊7

分類 g では，「ない・わからない（削減に関する

 問文では（ア）に記述したなかで最も効果があると思うものを１つ（イ）に書くことを求めたが，質（ア）に記述していない内容を（イ）に記述している場合があった．その場合は，（イ）の記述内容を（ア）にも記述しているとみなして集計した．
＊ 8 プ ラスチック製買物袋有料化の目的は，「資源・廃棄物制約や海洋ごみ問題，地球温暖化などの課題」への対応と説明されている
（経済産業省・環境省，2019，p.1）．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-650

内容をまったく含まないもの）」という趣旨の記述

な認識がもともと乏しかったことをあらわすと考えは 36 人である．なお，これ以外に，この質問に何られる．

も記述せず空欄のまま，
すなわち無回答が66人いる．

どのアプローチが最も効果的と認識されているかを整理した＊ 9．無回答を含む全対象者 501 人におけ4.3.3 最 も効果があると思う CO 2 削減方法

る分布を図８に示す．
「a. 運輸分野での排ガスを減らす」が 28％で最も最大の効果があるもの１つを記述する質問（イ）多い．
「b. 電気やエネルギーの消費量を減らす」がには 501 人中 392 人が記述した．図７の（イ）の結

13％，「c. 廃棄物処理や生産過程で出る CO2 を減ら

果をみていく．

が6％である．
す」
が10％，「e. 植物で CO2を吸収する」

最も効果があるものを１つに絞っても，どれかの「d. 発電方法や燃料を CO2排出の少ないものする」

方法に集中することなく分散している．CO2 削減のは 17％である．分類 a（28%）よりも少ないし，また，

決め手は何かについて共通認識といえるものはな

日常生活における個人レベルの行動が中心となる分い．相対的に多いのは，分類 a の「電気自動車，エ類 b と分類 c の合計（23%）よりも少ない．さらに，コカー，航空機の電化」の 55 人，「車や飛行機を使

分類 d の内訳をみると，「自然エネルギー・再エネ」

用しない・使用を減らす」の 41 人，分類 d の「自の 7％に対し，「火力発電を減らす」や「原子力発然エネルギー・再生可能エネルギーによる発電」の電の利用」は 2％である．

33 人である．

この図で際立つのが「g. ない・わからない・無分類 b の節電や省エネ，分類 c のレジ袋廃止など回答」が 20％と多い点である．この調査票の導入の項目は，質問（ア）での回答数の３分の１以下に部に「『原子力』といったら何を連想するか」といなり，減少がやや大きい．個人レベルの環境配慮行

う自由回答の質問があるが，その質問では「特にな動は想起されやすいが，削減の主力とまでは認識さい」や無回答はわずか１人であった．つまり，２れていないということである．多く記述された節電割もの人が CO2 削減方法を何一つ記述しなかったの

内容――エアコン，冷暖房の温度設定，待機電力，

は，自由回答という質問形式のために非協力的だっLED 電球，省エネ製品など――は，調査票導入部

たのではなく，CO2 削減方法が思い浮かばなかったの節電実行度の質問の内容と重なっている．前置質からだと考えられる．

問が CO2 削減方法を想起するヒントになったと推察される．また，風呂の残り湯の利用やレジ袋の廃止，プラスチックごみの削減などは，他の節電行動

4.4 選
 択回答形式でとらえる CO 2 削減に関する 
知識・認識とともに記述されていたことから，節電行動から環境配慮行動へと連想が広がったと推察される．調査

CO2 削減にかかわる 10 項目について，見通しを票の質問を手がかりに想起・連想して記述されると得るために因子分析（最尤法・プロマックス回転）

いうことは，回答者に CO2 削減方法についての明確をおこなった．３因子が抽出され，第１因子を原子e．植物で吸収6%c．廃棄物処理や生産過程のCO2を減らす
10%b．電気やエネルギーの消費を減らす
13%

図８

f．その他
6%

g．ない・わからない・無回答
20%
d．発電方法や燃料をCO2の少ないものにする
17%

原子力発電の利用
2%

その他発電やエネルギー
2%

火力発電を減らす
2%

a．運輸分野での排ガスを減らす28%

最も効果があると思う CO2 削減方法の分類結果

化石燃料・電化
4%
自然エネルギー・
再エネ
7%

N=501 人＊ 9 （イ）
の最も効果がある削減方法の質問については，空欄，すなわち無回答が 109 人であったが，この中には（ア）に１項目記述している人が 21 人，２項目記述している人が４人含まれる．（ア）に１項目しか記述していないために，あるいは，絞り込めないために（イ）を空欄にしたと考えられる．これらは（イ）に記述しているとみなし，２項目記述している場合は案分して，集計した．

28%

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-6

強くそう
思う

ややそう
思う

あまりそう
思わない

51

全くそう
思わない

わから
ない

無回答
％

第１因子

ウ） 原子力発電はCO2の排出が少ないというのは疑わしい 

32

29 9

イ） 原子力発電はむしろ地球を温める  1933 10オ） 環境問題としては，CO2より放射性廃棄物が増えるほうが深刻だ ケ） そもそも減らせるCO2の量はたかがしれている ア） CO2が温暖化の主な原因かどうか，はっきりしていない 833
19  1742※カ） 温暖化の危機は差し迫っているので，効果が不確かでも何でもするべき 
第２因子

25

34  15

31
24



36
33

26

20
21 10

キ） CO2は発電以外でも出るので，発電方法にばかりこだわらなくてよい 

39

31 9

16

※ク） ガソリン車を電気自動車にかえても火力の電気を使うならCO2はそれほど減らない 

37

32 7

19

※コ） CO2削減に取り組まない企業は，世界では相手にされなくなる 
第３因子エ） CO2の削減は，再生可能エネルギーを増やせば解決する ※は逆転項目．

44

21  17
33 

38

20

は温暖化対策として原子力発電を受容することにつながらない方向の回答．

図９

CO2 削減にかかわる知識・認識

力発電の温暖化対策有効性，第２因子を CO2 削減の原因かどうか，はっきりしていない」を肯定する人

必要性，第３因子を再生可能エネルギーとの競合とが 41％である．ただし，このなかには，主な原因整理した．

であることに懐疑的な人だけでなく，科学的確証が回答分布を図９に示す．項目は因子順，因子内でないという厳密な意味で「はっきりしていない」とは因子負荷量の降順である．どの項目でも「強くそ思う人も含まれると推測される．一方，「コ．CO2

う思う」と「全くそう思わない」はきわめて少な削減に取り組まない企業は，世界では相手にされない．人々はこれらの内容に確信をもっていないといくなる」と思う人も 56％と多い．

える．
「わからない」が２割前後を占め，肯定と否

この２問は，χ 2 検定によって独立でないことが確

定が拮抗しているものが多い．これらの内容の多く認されたが＊ 10，表４に示すように，CO2 が主な原は人々に共有されている知識や認識ではないといえ

因かはっきりしていないと思う層でも，半数は CO2

る．

を削減しなければ世界で相手にされなくなると思っ

第１因子の項目では，「ウ．原子力発電は CO2 のている．つまり，CO2 削減を加速しようとする世界

排出が少ないというのは疑わしい」を肯定する人がの潮流の認識において，温暖化の主因が明白に CO235％，「わからない」も 25％いる．内容が事実に反であるという判断は前提となっていないといえる．

する「イ．原子力発電はむしろ地球を温める」にも「キ．CO2 は発電以外でも出るので，発電方法に肯定が 22％，「わからない」が 33％である．この２ばかりこだわらなくてよい」と思う人は44％である．

項目の真偽に科学的論争はないので，適正な知識が「ク．ガソリン車を電気自動車にかえても，火力発浸透していないといえる．
「オ．環境問題としては，電の電気を使うなら CO2 はそれほど減らない」と思

CO2 より放射性廃棄物が増えるほうが深刻」を肯定

う人は 40％で，「そう思わない」が 39％である．

する人は 58％にのぼり，10 項目のなかで最も多い．

第 ３ 因 子 で は，「 エ．CO2 の 削 減 は， 再 生 可 能

第２因子の項目では，「ア．CO2 が温暖化の主なエネルギーを増やせば解決する」を否定する人が

表４ 「主な原因」と「世界で相手にされなくなる」のクロス表
CO2 削減に取り組まない企業は世界では相手にされなくなる（人）CO2 が温暖化の主な原因かどうかはっきりしていない

＊ 10

そう思う

そう思わない

わからない

そう思う

109

67

32

そう思わない

149

57

30

わからない

21

４

25

χ 2 検定の結果は，χ 2 = 93.75, df =16, p = 0.00 であった．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-6

52

36％，
「わからない」も 20％あり，楽観視されては主な原因かどうかはっきりしない』と思うほど，温いない．

室効果ガスの削減に消極的」，「『コ．CO2 削減に取

4.5 C
 O 2 削減に関する知識・認識と
原子力発電の利用態度との関係



り組まない企業は，世界では相手にされなくなる』と思うほど，温室効果ガスの削減に積極的」という予想どおりの関係がある．
しかし，この２項目と原子力発電利用態度とのCO2 削減に関する知識・認識の項目の「強くそう間の相関係数の符号は逆転している．具体的には，思う」に５，「ややそう思う」に４，「あまりそう思「CO2 が温暖化の主な原因かどうかはっきりしない

わない」に２，「全くそう思わない」に１，「わからと思うほど，原子力発電の利用に肯定的」，「CO2

ない」に３を与え，態度の質問との間のスピアマン

削減に取り組まない企業は世界では相手にされなくの相関係数を算出し表５に示す．符号が正の値ならなると思うほど，原子力発電の利用に否定的」な傾

ば，知識・認識の各項目について「そう思う」
ほど，「温向がある．CO2 排出が少ないという原子力発電の特室効果ガスの削減に積極的」「原子力発電は温暖化

性からロジカルに導かれる方向とは逆であり，直接対策として有効と認める」「原子力発電の利用に肯的な因果関係では説明できない．これについて考察

定的」「経済より環境優先意識が強い」という方向

する．

をあらわす．相関係数は± 0.3 の範囲内にあり，そ

表５では「環境優先意識との相関」と「原子力発電利用態度との相関」も符号が逆になっている．これほど高くはない．
第１因子，すなわち原子力発電の温暖化対策有効れまでの INSS 継続調査でも，環境優先の意識が強性では，「ウ．原子力発電は CO2 の排出が少ないといほど原子力発電の利用に否定的な傾向があると報いうのは疑わしい」「イ．原子力発電はむしろ地球告されている（北田，
2019b, p.260-263）．本稿のデーを温める」「オ．環境問題としては，CO2 より放射タにおいても，環境優先意識と原子力発電利用態度性廃棄物が増えるほうが深刻」に有意な負の相関がとの相関係数は -0.44 で，相対的に高かった．

あり，そう思うほど，原子力発電の温暖化対策としこれらの関係をあらわしたのが図 10 である．
「環ての有効性を評価せず，原子力発電の利用に否定的」
境優先意識（強い）」は，「CO2 削減必要性認識（肯定）な傾向があることが示されている．ここで特に注目とは弱い正の相関があり，「原子力発電利用態度（肯されるのは，CO2 より放射性廃棄物のほうが深刻な

定）」とはそれより強い負の相関がある．
「CO2 削減

環境問題と認識され，その認識が原子力発電の利用必要性認識（肯定）」と「原子力発電利用態度（肯定）」態度に影響している点である．

との間の弱い負の相関は，環境優先意識に媒介され第２因子，すなわち CO2 削減の必要性では，温室効果ガス削減態度との間に，「『ア．CO2 が温暖化の表５

た疑似相関とみることができる．
また，「コ．CO2 削減に取り組まない企業は世界

CO2 削減にかかわる知識・認識と態度とのスピアマンの相関係数
原子力発電の温
温室効果ガス削原子力発電利用 環境優先意識と暖化対策有効性
減態度との相関
態度との相関の相関評価との相関ウ）原子力発電は CO2 の排出が少ないというのは疑わしい-.01-.34**-.24**.20**イ）原子力発電はむしろ地球を温める-.04-.22**-.13**.12**オ）環境問題としては，CO2 より放射性廃棄物が増えるほうが深刻だ.02-.19**-.24**.17**カ）温暖化の危機は差し迫っているので，効果が不確かでも何でもするべき

.06

-.02

-.03

.12**

ケ）そもそも減らせる CO2 の量はたかがしれている-.17**

.01

.09

-.12*

ア）CO2 が温暖化の主な原因かどうか，はっきりしていない-.14**

.00

.11*

-.10*

キ）CO2 は発電以外でも出るので，発電方法にばかりこだわらなくてよい

-.06

-.06

.02

-.04

ク）ガ ソリン車を電気自動車にかえても，火力発電の電気を使うなら
CO2 はそれほど減らない

.03

.00

-.04

.04

コ）CO2 削減に取り組まない企業は，世界では相手にされなくなる

.23**

-.05

-.13**.20**エ）CO2 の削減は，再生可能エネルギーを増やせば解決する

.04

.00

-.08

.10**

*p<.05    **p<.01

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-653

つく CO2 削減方法は発電分野以外のアプローチがは

弱い負の相関（疑似相関）ア) r = -0.11
コ) r = -0.13

るかに多かった．有意な相関がないのは，「再生可能エネルギーを増やせば解決する」に対して「そう思わない」という回答は，「再生可能エネルギーだ

CO2削減必要性認識（肯定）

弱い正の相関ア) r = 0.10
コ) r = 0.20

環境優先意識（強い）

図 10

けでなく原子力発電も」という意味だけでなく，「再原子力発電利用態度（肯定）

生可能エネルギーだけでなく運輸分野や節電・省エ
ネなどの取り組みも」という意味を含んでいるため相対的に強い負の相関
r = -0.44だと推察される．したがって，相関が有意でないということだけで，CO2 削減策としての再生可能エ

疑似相関の説明図

ネルギーと原子力発電の競合を否定することはでき

では相手にされなくなる」については，回答者が「企ない．

業の CO2 削減の取り組み」を「企業が事業活動で使用する電力を 100％再生可能エネルギーでまかなう＊ 11こと」 と限定的な意味でとらえ，再生可能エネル
ギーと原子力発電を二者択一的に考えている場合

4.6 温
 暖化の実感が原子力発電の
受容につながらない理由の整理

温暖化の実感が原子力発電の受容につながらない

も，原子力発電利用態度との相関が負になると考え理由を整理して図 11 に示す．この図は，水平方向られる．
第３因子の「エ．CO2 の削減は，再生可能エネルの矢印の順に判断を重ね，１つずつ納得しなければギーを増やせば解決する」は，原子力発電の温暖化

次の認識に進まないという段階モデルを表現したも対策有効性とも利用態度とも有意な相関がない．第のではない．ここまでの分析結果をふまえ，理由を

4.3 項の調査票 A の自由回答において，人々が思いロジカルに整理したものである．数値は「強くそう第2因子（CO2削減の必要性）

第1因子（原子力発電の有効性）

カ. 温暖化の危機は差コ. CO2削減に取り組 ク.電気自動車も火力発し迫っているので効電の電気を使うならまない企業は世界
果が不確かでも何
CO2はそれほど減ら イ.原子力発電はむで相手にされなく
でもすべき
ない
なる
しろ地球を温め
逆転項目
逆転項目
逆転項目
る

26%

温
暖
化
の
進
行
を
実
感

原
因
は
Ｃ
Ｏ

なＣ
らＯ
２
なを
い削
減
し
な
け
れ
ば

２

41%

26%

44%

22%

39%

発Ｃ
電Ｏ
２
方の
法削
が減
決は
め
手

44%

ア.CO2が主な原
ケ.そもそも減らせる キ.CO2は発電以外
因かはっきりし
CO2の量はたかでも出るので発てない
電方法にばかりがしれている
こだわらなくてよ
い

再火
エ力
ネは
とＣ
原Ｏ
２
子排
力出
はが
少多
なく
い

35%

十再
分エ
削ネ
減だ
でけ
きで
なは
い

58%

原Ｃ
子Ｏ
２
力削
発減
電の
をた
受め
容に
す
る

43%

ウ.原子力発電は
オ.環境問題として エ.再エネを増やせ
CO2が少ないといはCO2より放射ば解決
うのは疑わしい性廃棄物が増第3因子
える方が深刻（再エネ競合）％は｢強くそう思う｣と｢ややそう思う｣の計．ただし，逆転項目では｢全くそう思わない｣と｢あまりそう思わない｣の計．

図 11

温暖化の実感が原子力発電の受容につながらない理由の整理＊ 11 事 業を100％再生可能エネルギーで賄うことを目標とする企業連合「RE100」（Renewable Energy 100%）が 2014 年に結成されている．
＊ 12 アの相関係数の正負が表５と逆転しているのは，CO2 削減必要性認識が肯定方向になるよう符号を調整しているため．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-654

思う＋ややそう思う」の比率，逆転項目では「全くる．一方，原子力発電との関係では，温暖化対策とそう思わない＋あまりそう思わない」の比率である．

して原子力発電が有効だと思う人は 35％にとどま

CO2 の削減は発電方法が決め手という認識に至る

り，原子力発電の利用肯定は増えていなかった．温までにも，第２因子（CO2 削減の必要性）の各項目

暖化の影響とみられる異常気象による災害が相次いにおいて原子力発電の受容から離れる方向の認識をでも，原子力発電の評価に結びついていないことがしている人が多い．
「キ．CO2 は発電以外でも出る確認された．

ので発電方法ばかりにこだわらなくてよい」と思う

本稿では，自由回答形式と選択回答形式の質問を人は 44% である．これは，第 4.3 項の CO2 削減方法

用いてその要因を分析した．結果として次の４点をの自由回答で「自動車の排ガスを減らす」「電気やあげることができる．

エネルギーの消費を減らす」「資源消費を減らす」「植

第一に，原子力発電は CO2 排出が少ないという基物で吸収させる」など多様な方法があげられるなか本的特性が認知されていないことである．CO2 削減

で，発電分野が特に多くはなかったという結果とも方法をいくつでも記述する自由回答において，原整合する．

子力発電をあげた人はわずか 3％であった．人々が発電方法が決め手だという認識があったとして思い浮かべる CO2 削減方法のなかに，原子力発電のも，「ウ．原子力発電は CO2 が少ないというのは疑利用は入っていない．
「原子力発電は CO2 が少ない

わしい」と思う人が 35％である．さらに，原子力というのは疑わしい」に対しては「そう思う」と「オ．環境
発電は CO2 排出が少ないと認識しても，「そう思わない」が拮抗し，「まったくそう思わない」

問題としては CO2 より放射性廃棄物が増えるほうがと明確に否定する人は１割しかなかった．CO2 排出深刻だ」と思う人が 58％に達する．原子力発電がが少ないという原子力発電の長所は，利用の賛否の

温暖化対策となるためには放射性廃棄物が否定的要判断に活用される知識になっていない．
第二に，CO2 削減における発電分野の重要性が因になっていると考えられる．
第 4.5 項で述べたように，点線で示した（ア）（コ）

認識されていないことである．最も効果のある方と原子力発電利用態度との関係は，CO2 排出が少な

法の記述内容として「発電・燃料」をあげた人はいという原子力発電の特性から導かれる方向とは逆

17％にとどまるのに対し，電気自動車や車の使用抑で，環境優先意識に媒介された疑似相関と考えられ

制，節電・省エネ，ごみの分別やリサイクルなどでる．これは CO2 削減の必要性にかかわる基本認識で50％を占め，わからない・無回答が 20％もあった．

外れていても，図 11 の右端に示すように原子力発

社会のしくみや国際社会にかかわる大きな視点から電の利用を受容する人がみられる実態を反映してお考えるものは少なかった．人々は，温暖化対策や環り，人々が温暖化対策，すなわち CO2 削減の観点か

境問題のために推奨されている個人レベルの行動とら，原子力発電の利用賛否を判断していないことをいう切り口で，CO2 削減方法をとらえる傾向がある．
第三に，放射性廃棄物が大きな環境問題と受け止示していると解釈できる．

められていることである．環境問題としては CO2 よ

5. ま
 とめ
5.1 C
 O 2 削減策として
原子力発電の受容が高まらない要因

り放射性廃棄物が増えるほうが深刻だと思う人は６割にのぼり，そう思う人ほど，原子力発電を温暖化対策として有効と認めず，原子力発電の利用に否定的な傾向があった．CO2 削減方法の自由回答
で，レジ袋の廃止やプラスチックごみの削減など，

INSS 継続調査では，2018 年から 2019 年の１年間

CO2 削減が第一目的ではない項目も多くあがったこ

で，異常気象の原因に CO2 が強く関係していると思とは，CO2 削減と環境問題を漠然と重ねている人がう人が 14 ポイント増えて５割になり，少し関係し多くいることを示している．原子力発電は，放射性ていると思う人を合わせると 86％に達した．温室

廃棄物や事故時の放射能汚染という別の環境問題を

効果ガスの削減については，「世界に率先してたく抱えている．環境のためにという文脈で原子力発電さんの量」を削減するという積極的意見は 22％にを肯定することに心理的抵抗が存在することが示唆とどまるが，経済や生活に影響があっても国際的にされる．

公平な量を削減することは 64％から支持されてい第四に，図 11 で温暖化の実感が原子力発電の受INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-655

容につながらない理由を整理したように，CO2 削減

る CO2 削減の効果には，発電分野における CO2 削減策として原子力発電を受容することから離れる方向が密接にかかわることが人々に理解されることが必の認識はさまざまあり，それぞれの認識をもつ人要である．

は少なくないことである．第 4.5 項で示したように，発電分野のなかでは，「原子力発電の利用」のみ

CO2 削減必要性認識と原子力発電利用態度との関係

ならず「火力発電を減らす」という記述も少なく，は，相関係数が有意ではなかったり，有意であって太陽光・風力が多く記述された．リスクが意識されも CO2 排出が少ないという原子力発電の特性からロやすい原子力発電より，再生可能エネルギーに期待

ジカルに導かれる方向とは符号が逆転していた．現が向くのは当然と思われる．現状で CO2 を多く排出

状，人々は温暖化対策として原子力発電の利用を肯しているのは火力発電であり，CO2 の回収・貯留シ定するという考えにないが，そもそも，CO2 削減のステム（CCS）などが実用化されない限り，火力発観点から原子力発電の利用の賛否を判断する枠組み

電を何で代替するかという問題設定になる．太陽に乗っていないといえる．原子力発電は 3E の枠組

光・風力は，自然状況任せで変動する出力を調整す

みの中では，温暖化対策ではなく，電力の安定供給るために，随時の出力制御が可能という長所をもつにおける有用性が人々から評価されているという北火力発電と，常時組み合わせた利用にならざるをえ

田（2019b, p.251）の結果とも整合する．

ない．大規模な蓄電技術や水素燃料システムなどが5.2 原
 子力発電が CO 2 削減策として受容されるために示唆されること

開発・普及しなければ，太陽光・風力を増やしても火力発電をゼロに近づけることはできない．各発電方法についてのスタンドアローンの CO2 排出量ではなく，電力供給システムに組み入れた場合のトータ

本稿の分析をふまえて，原子力発電が CO2 削減策

ルの CO2 排出量の増減を考える場合に，原子力発電として受容されるうえで有用と思われることをいく

は優位な選択肢になりうる．このことの理解には，つかあげておきたい．

「CO2 削減とは火力発電を減らすという命題である」

CO2 削減方法の全体像のなかで，発電分野の重との基本認識が必要と思われる．

要性と原子力発電の価値が理解される必要がある．

CO2 削減にとって発電分野が重要であること，おCO2 削減方法として，節電・省エネなど個人レベル

よび，原子力発電は CO2 排出が少ないことを伝えるの行動がイメージされやすいことが明らかになっことが重要である．しかし，第 4.6 項で整理したよ

た．ひとりひとりが環境によい行動を心がけること

うに，CO2 削減策として原子力発電を受容することはきわめて重要であるが，実効性の面で限界がある．

から離れる方向の認識はさまざまあり，それぞれの

たとえば，北田（2019b, p.249）では，人々は電力認識をもつ人は少なくなかった．原子力発電の長所不足に対し，供給側よりも需要側の問題として，消だけに焦点を当てて一方向的に伝えても，それ以外費を減らすという発想でとらえる傾向があること，の認識で原子力発電の受容から離れる可能性が高

福島原子力発電所事故後の節電行動の高まりは一時い．離れる方向の認識に対しては，それぞれの認識的であったことが報告されている．環境配慮行動にに応じた適切な判断材料や説明が必要になる．受けよって CO2 を削減できるという人々の思いや，その手は情報を得て考えを深めて判断する．受け手の認可能性を否定すべきではないが，心がけのレベルの識に応じた丁寧な情報のやりとりを重ね「共に考対策の限界について，実態に基づいて気づいてもらえる」双方向のコミュニケーションが必要と考えうことが望まれる．

られる．

CO2 削減方法として，自由回答では電気自動車が多く記述されたが，選択回答形式の質問において「ガ
ソリン車を電気自動車にかえても，火力発電の電気を使うなら CO2 はそれほど減らない」を肯定する人

5.3 K
 H Coder による
テキスト分析のメリット



は４割にとどまった．電気自動車は大気汚染の原因

本稿では，自由回答のテキストデータに，KHとなる物質や CO2 を含む排ガスを出さないが，走行

Coder と手作業による分類を併用した．手作業によ

中だけでなく，燃料にあたる電気の発電段階における内容分類は，文脈をふまえた精緻な分類が可能でる排出量も考える必要がある．運輸分野の電化によあるが，
テキストデータを通読して分類項目を立て，

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-656

個データを分類しながら項目を修正し，また個デー
タに戻って修正後の項目で分類し直すといった試行
錯誤が必要であった．KH Coder による分析では，

引
 用文献
深江

えずに，トピックを把握することができる．本稿で使用したのは KH Coder が備える分析機能の一部だ

深江

KH Coder は，手作業による分類では対応しきれな樋口耕一（2019）．KH Coder 3 リファレンス・
マニュアル 2019 年９月 17 日版．

発揮するのは確実である．
なお，KH Coder の共起ネットワークでは，出現

千代一（2006）．地球温暖化防止対策としての原子力の有用性に関する意識構造 INSSJOUNAL, 13, 64-77．

が，それだけでも分析ツールとして有用であった．
い規模の大きなテキストデータに対して特に威力を千代一（2004）．原子力発電が地球温暖化の原因と考える人々の認識 INSS JOURNAL,11, 50-61．

試行錯誤を要せず効率的に，かつ分析者の主観を交環境省（2020）．令和２年版環境白書・循環型社会

白書・生物多様性白書．
http://www.env.go.jp/policy/hakusyo/

頻度が多い語であっても，強い共起関係にある語をもたない語は描かれない．例えば，本稿のデータの場合，「電気自動車」は出現頻度が４番目に多いに

経済産業省・環境省（2019）．プラスチック製買物もかかわらず，デフォルト値である共起関係が上位
60 個の指定では，共起ネットワークに描かれなかっ
袋有料化実施ガイドライン
https://www.meti.go.jp/policy/recycle/plasticbag/

た．本稿のデータのように各回答者の記述内容が単

document/guideline.pdf

語や語句にとどまり，分析単位内で共起する語が少北田的検討――INSS’07 における「地図 DB 法」と38（ 1），「現地積上法」の比較 行動動計量学，ない場合，高頻度の語も描かれていないことがある点に注意を要する．

5.4 残
 された課題

淳子（2011）．エリア・サンプリングの実践

13-32．
北田淳子（2013）．継続調査における質問変更と時系列比較可能性の検討――発電方法の特徴

本研究において CO2 削減にかかわる知識不足や認についての情報が電源選択に及ぼす影響

日

識のずれの実態が明らかになった．何についてどこ

本行動計量学会第 41 回大会抄録集，338-341．

までの理解が必要か，そのためにはどのような内容

北田 淳子（2019a）．継続調査による原子力発電にの情報をどのような場で提供するのがよいかについ対する世論の測定（12）――異常気象は原子て，今後実践的な研究を重ねる必要がある．

力発電の有用性認識を高めたか重要になるのは，人々が CO2 を削減する方法について考え，CO2 削減の観点から原子力発電の利用の日本原子力学会 2019 年秋の大会予稿集，C000068.
北田淳子（2019b）．原子力発電世論の力学――

賛否を判断するという枠組みに乗る状況が得られる

リスク・価値観・効率性のせめぎ合い

かどうかである．本稿の調査データは新型コロナウ

大学出版会．

イルス発生前のものである．感染爆発や医療崩壊のリスクにさらされ，経済は大きな打撃を受けた．回中嶋

幹（2016）．我が国の ESG 投資の現状

大阪
月刊

資本市場，373, 44-51．

や生活スタイル，価値観に変化が生じる可能性もあ

資源エネルギー庁（2020）．エネルギー白書 2020 
https://www.enecho.meti.go.jp/about/whitepaper/

る．社会・経済活動の低下にともない CO2 排出量の杉山 明子（1992）．社会調査の基本 現代人の統計

復に時間を要する懸念や，リスクについての考え方

一時的な減少も見込まれる．各国が最優先で取り組まなければならない課題が増えたなかで，国際社会が CO2 削減問題にどれだけの優先順位を与えるかが影響すると考えられる．

３ 朝倉書店．
鈴木 達三・高橋 宏一（1998）．標本調査法 シリー
ズ調査の科学２ 朝倉書店．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-6

57

A ppendix
質問文と 2019 年の回答比率（本稿関連のみ）【調査票 A のみ】問 地球温暖化・気候変動の対策として，世界各国が温室効果ガス，
主として CO2（二酸化炭素）の削減目標を掲げています．CO2 の排出を削減する方法
として，具体的にどのような方法や対策，取り組みがあると思いますか．
（ア）思いつくものをいくつでもお書きく
ださい．

（イ）アで書いたなかで，最も大きな削減効果があると思うものを１つだけお書きく
ださい．

【調査票 B のみ】問 近年日本は，記録的な猛暑や，過去にないレベルの豪雨に見舞
われています．これらの異常気象の原因に，人間の活動による CO2（二酸化炭素）の排出が関係していると思いますか．
1. 強く関係している 49.7%
2. 少し関係している 36.3%
3. 関係していない 4.0%
4. わからない 10.0%
無回答 0.0%
問 電力の供給を増やせば，経済のゆとりや快適な生活ができるが，環境汚染，自然破壊がそれに伴うおそれがあります．電力の供給を増やさなければ，環境汚染，自然破壊が抑えられますが，経済力が低下し生活の不便をがまんしなければならないおそれがあります．この点についてあなたのお考えをお聞かせください．
ここにある５枚のシールを，あなたの気持ちに応じて A，B2 つの意見にふりわけ，
下の枠内に貼りつけてください．シールは５枚すべてを使いきってください．
A：ある程度の環境汚染・自然破壊がともなうことがあっても，経済のゆとりや快適な生活のため，電力供給を増やす．
B：環境汚染・自然破壊を抑えるため，経済力が低下し生活の不便をがまんしな
ければならなくなるとしても，電力供給を増やさない．
A

B

０枚

9.3%

4.2%

１枚

18.2%

10.2%

２枚

29.1%

29.4%

３枚

29.2%

28.7%

４枚

9.9%

18.1%

５枚

4.0%

9.1%

無回答

0.3%

0.3%

平均

2.24 枚

2.74 枚

問 原子力発電についていろいろおたずね
しましたが，全体としてあなたのお考えに近いものを次の中から１つだけ選んでその番号に○をつけてください．

ない 50.7%
3. 高 いコストや環境への悪影響が伴うとしても，原子力発電よりも安全な発電に頼るほうがよい 27.4%
4. 不便な生活に甘んじても，原子力発電は利用すべきではない 11.2%
無回答 0.4%
問 原子力発電は，地球温暖化対策として有効だと思いますか，有効ではないと思いますか．
1. 有効 9.9%2. どちらかといえば有効 24.7%
3. どちらともいえない 51.5%
4. どちらかといえば有効ではない
5. 有効ではない 8.5%
無回答 0.4%

5.0%

問 日本は温室効果ガスの排出量の削減にどの程度取り組むのがよいと思いますか．
あなたのお気持ちに最も近いものを１つ選
んでください．
1. 世 界 に 率 先 し て た く さ ん の 量 を 削 減する 22.1%
2. 国際的に公平な量を削減する 41.9%
3. 経 済や国民生活に影響のない量を削減する 32.8 %4. 削減する必要はない 1.8%
無回答 1.4%

1. 安全性には配慮する必要があるが，原子力発電を利用するのがよい 10.3%
2. 安全性には多少不安があるが，現実的には原子力発電を利用するのもやむを得【調査票 B のみ】問 CO2 の削減に関連してさまざま意見があります．ア〜コのそれぞれについて，そう思うか思わないか，あなたのお気持ちに近い番号を１つ選んでください．
強く
そう思う

やや
そう思う

あまりそ
う思わない

全くそう
思わない

わからない

無回答

（数値は %）（ア）CO2 が温暖化の主な原因かどうか，はっきりしていない

8.4

33.3

26.3

21.2

10.0

0.8

（イ）原子力発電はむしろ地球を温める

3.4

19.4

33.1

9.8

33.5

0.8
0.8

（ウ）原子力発電は CO2 の排出が少ないというのは疑わしい

3.4

31.7

29.5

9.2

25.5

（エ）CO2 の削減は，再生可能エネルギーを増やせば解決する

4.6

37.9

33.3

3.0

20.4

0.8

（オ）環境問題としては，CO2 より放射性廃棄物が増えるほうが深刻だ

16.4

42.5

18.8

3.2

17.4

1.6

（カ）温暖化の危機は差し迫っているので，効果が不確かでも何でもするべき

9.6

30.7

34.1

10.0

14.6

1.0

（キ）CO2 は発電以外でも出るので，発電方法にばかりこだわらなくてよい

5.2

38.7

30.7

8.6

15.8

1.0

（ ク ）ガソリン車を電 気自動 車にかえても，火 力発 電の電 気を使うならCO2 はそれほど減らない

3.4

37.5

32.3

6.6

19.2

1.0

（ケ）そもそも減らせる CO2 の量はたかがしれている

2.4

24.0

36.1

16.8

20.0

0.6

（コ）CO2 削減に取り組まない企業は，世界では相手にされなくなる

12.0

44.1

21.0

4.6

17.4

0.8

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-7

58

原子力発電所の安全対策に対する人々の受け止め
Change in perception of people towards information 
about safety measures 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 24 名を対象に，国や電力会社から公開されている原子力発
電所の安全対策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，原子力発電所の安全対策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．原子力発電所の安全対策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．福島第一原子力発電所事故以降，原子力発電所の安全対策が向上していると思うか質問したところ，「向上している」または「やや向上している」という人は７人（29%）であったが，説明後では 24 人（100%）に増加した．殆どの人が説明を聞いて説明前の時点で思っていた以上に安全対策が実施されていることを知ったことがうかがえる．このように都市部の人々には，福島第一原子力発電所事故以降，原子力発電所の安全対策が強化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

原子力発電所の安全対策，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 24 persons living in urban areas of
the Kansai region to understand the change in their perception of information about safetymeasures for nuclear power plants. The participants were given information descriptions forsafety measures for nuclear power plants 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 safety measures at the nuclear power plants have been improved
since the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident?”, we found 7 persons（29%）
among 24
persons held opinions saying“improved” or “somewhat improved”. However, after the explanation,
the number increased to 24 persons（100%）．We saw that most people heard the explanation andlearned that more safety measures had been implemented than they had expected at the time
before the explanation. There is a possibility that urban residents had not known the facts about
improved safety measures taken at nuclear power plants since the Fukushima Daiichi Nuclear
Power Plant accident.
Keywords

safety measures for nuclear power plants, communication, group interview survey

1. は
 じめに

このような状況の下，全国で初めて新規制基準に適合した発電所として，2015 年８月に九州電力株2011 年３月に発生した福島第一原子力発電所事式会社川内原子力発電所１号機が運転を再開した．

故を踏まえて，2013 年７月に施行された原子炉等

関西電力株式会社の供給区域においても，高浜発規制法では，原子力発電所における原子炉の炉心損

電所３，４号機が 2015 年２月に新規制基準に適合す

傷等の重大事故に係る対策の義務化等を内容とする

ることが認められた．2015 年 11 月には高浜発電所

新規制基準が策定された．国は，原子力規制委員会の安全性や防災計画に関する住民説明会が，UPZ

が新規制基準に適合すると認めた原子力発電所に圏内に所在する舞鶴市など京都府下７市町においては，その判断を尊重し，地元理解を得ながら再稼働開催されるなど，関西地域の人々にとっても，原子＊2を進めるという方針が示された ．
＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所 社会システム研究所＊ 2 エネルギー基本計画（2014 年４月 11 日閣議決定）

力発電所が運転を再開した場合の安全性について改INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-7

めて考える契機になったと思われる．一方で，そのような説明会が開催されていない都市部では，住民

3.2 情 報提供資料の作成
この調査では，上述の資料を参考にして，表１に説明会が開催されている UPZ 圏内の自治体に住む人々に比べて，原子力発電所の安全対策が実施され

59

示す情報提供資料を作成した．
情報提供資料は４部構成とした．

ていると思う人は少ないかもしれない．
以上のような状況を踏まえ，本調査では関西地域

最初に，「原子力発電所のしくみと従来からの取の都市部の人々を対象に，国などが公表している原組み」と題して，原子力発電所の仕組みなど原子力

子力発電所の安全対策に関する資料を用いてインタ発電に関する基礎的な事柄や，原子力発電所で東日ビュー調査を実施した．原子力発電所の安全対策に

本大震災以前から行われていた安全対策の取り組み

関する情報を提示する前と後での受け止め方の比較を説明し，以降の説明の参考とした．
第二に，「福島第一原子力発電所事故と新規制基と，情報を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. 原
 子力発電所の安全対策に関する資料

準」と題して，福島第一原子力発電所事故の教訓に基づいて，重大事故の発生を防止するために強化された新規制基準の策定を紹介した．
第三に，「新たな安全対策（自然災害）」と題して，

本調査で用いた情報提供資料について説明する．

新規制基準を踏まえて高浜発電所で行われている自高浜発電所など新規制基準に適合すると認められた

然災害に対して強化された安全対策や新設された安原子力発電所については，原子力規制委員会による

全対策について具体的な内容を説明した．

新規制基準適合性に係る審査結果に関する資料（原最後に，「新たな安全対策（重大事故対策，体制・子力規制委員会，2015）が公表されている．また，訓練等）」と題して，新規制基準を踏まえて高浜発

関西電力会社からは，原子力発電のしくみ，新規電所で行われている重大事故対策と，重大事故に備制基準を踏まえた安全対策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，
2015）（関西電力，2016）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
関西地域の都市部に住む 20 歳〜 40 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．
調査は１日あたり男・女１グループずつ，３日間で実施した．調査時間は各回とも２時間とし，のべ70 分程度説明を行い，その後に 40 分程度意見を聞く時間を設けた．調査時期とサンプル数の実績は，以下のとおりである．
・調査時期：2016 年 12 月
・サンプル数：男性 12 人，女性 12 人

＊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．

表１

提示した資料一覧

１．原子力発電所のしくみと従来からの取組み
・原子力発電所のしくみ
・原子力発電所の安全対策 〜従来からの取組み〜
・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．福島第一原子力発電所事故と新規制基準
・福島第一原子力発電所事故における教訓
・福島第一原子力発電所事故の進展と対策の方向性・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．新たな安全対策（自然災害）
・主な安全対策のイメージ図
・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
・その他の自然現象（火山，竜巻，森林火災）
・竜巻対策，森林火災の対策例
４．新たな安全対策（重大事故対策，体制・訓練等）
・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
・重大事故対策（3）格納容器内水素対策
・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

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-760

えた体制や訓練などについて説明した．

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，

図１

説明台本により順を追って説明した．
各説明の後に，安全対策について見聞きするか

資料の内容について質問があった場合には，出来る限り補足説明を行うなど双方向的な質疑応答を行っ

全対策が実施されていることについては，都市部にた．

住む多数の人には知られていない可能性がある．

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

4.2 原
 子力発電所の安全対策に対する
意見の推移



説明の前後において，原子力発電所の安全対策にれぞれの項目の内容や提示資料について意見ついて「福島第一原子力発電所事故後に対策が向上を求めた．
（2）質問紙調査していると思うか」と質問紙により質問した．

インタビュー調査の前後における被験者の得られた結果を図２に示す．

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0%

た．事前アンケートは被験者に事前に送付し，説明前

座談会当日の受付時に回収した．事後アンケー

説明後トは，座談会における全ての質疑応答が終了した後に配付して，記入を求めた．
質問文の内容は説明の前後において基本的

10%

向上して
いる

20%

やや向上
している

図２

30%

40%

どちらと
もいえな
い

50%

60%

あまり向
上してい
ない

70%

80%

向上して
いない

90%

100%

わからな
い

安全対策は向上していると思うかに同一とした．
説明前では，「あまり向上していない（25%）
」
，
「わ

4. 調
 査結果

からない（25%）」という人が最も多く，次に「どちらともいえない（21%）
」という人が多数であり，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
 子力発電所の安全対策について
見聞きしたことがあるか「向上している」または「やや向上している」という人は合わせて 29% であり，少数であった．



説明後では，「あまり向上していない」という人はいなくなり，全員から「向上している（75%）
」または「やや向上している（25%）
」という意見が得られた．

事前アンケートにおいて，福島第一原子力発電所

資料と説明によって，福島第一原子力発電所事事故以降に実施されている原子力発電所の安全対策

故後に安全対策が向上していると認識されたとについて見たり聞いたりしたことがあるか質問し

いえる．

た．
得られた結果を図１に示す．
図１で，「あまり見聞きしない」という人は 11 人

4.3 原
 子力発電の利用態度（46%）で最も多く，次いで「やや見聞きする」と説明の前後において，原子力発電の利用についていう人は９人（38%），
「ほとんど見聞きしない」はの意見（以下「利用態度」と略す）を，「利用する

４人（16%）であった．
「あまり見聞きしない」と「ほのがよい」，「利用もやむをえない」，「他の発電に頼とんど見聞きしない」を合わせると６割を超える．

る」，「利用すべきでない」という４択で質問した．

福島第一原子力発電所事故以降に原子力発電所の安得られた結果を図３に示す．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-7

図３61

説明の前後での原子力発電の利用態度

説明前では，「利用もやむをえない」という人は18 人（75%）で最も多く，「利用するのがよい」，「他の発電に頼る」，「利用すべきでない」という人はそれぞれ２人（8%）であった．
「利用するのがよい」

図４と「利用もやむをえない」を合わせて「利用肯定」

原子力発電の利用態度の推移とし，「他の発電に頼る」と「利用すべきでない」

がよい」と回答した２人のうち１人が，説明後に「利を合わせて「利用否定」とすると，利用肯定は約８

用もやむをえない」，また，説明前に「利用もやむ

割，利用否定は約２割であった．

をえない」と回答した 18 人のうち２人が「他の発

この質問は，北田（2019）が 2016 年 10 月に実施

電に頼る」という否定側の意見に変化した．

した世論調査と同一の質問文としており，北田の結

説明後の態度が説明前の態度に影響されていると果と比較すると，利用肯定が約２割多く，サンプル考えられるが，全 24 人中肯定側に意見が変化したに偏りがある．本調査では，原子力発電をテーマと人は９人（38%）．否定側に変化した人は３人（13%）

するインタビュー調査であることを示して募集をであり，原子力発電所の利用について肯定的な意見行ったため，原子力発電について肯定的な態度の人の人が増加している．

が多く参加していることが推定される．このため，本稿の議論は , このような偏りを踏まえて理解されるべきである .

資料と説明によって，原子力発電所の利用態度が肯定側に変化したといえる．
次に，説明の前後で原子力発電に対する利用態度

説明後では，「利用もやむをえない」という人はが変化した人（図３）の主な意見，理由を図４の①

16 人（67%）で最も多く，次いで「利用するのがよから⑤の区分毎に整理した．その結果を表２，表３

い」という人は６人（25%），
「他の発電に頼る」とに記す．また，この分類の根拠となった意見の概要

いう人は２人（8%）であった．利用肯定は約９割，を末尾の付録１に整理した．なお，
これらの意見は，

利用否定は約１割となった．

全ての説明と質疑が終了した後に，一人ひとりに「説

資料と説明によって，原子力発電の利用を肯定する人が増加している．
次に，説明の前後における，原子力発電の利用態
度の推移
（図３）
を分析した．
その結果を図４に記す．

明を聞いてどう思ったか，考え方に変化があったのか」を質問した際の発言を記載したものであり，被験者の考えを代表する意見であると考えられるものである．

図４において，黄色で示すように説明後も説明

説明後に否定側に意見に変化した人のうち，図４

前と同じ意見を維持した人は，「利用するのがよい」の①で示す１人は，「私が知っていた以上に，厳重（１人），「利用もやむをえない」（11 人）であった．

な対策が施されていた」という意見であり．また，青色で示すように，説明前に「利用もやむをえな

安全対策については説明の前後において「向上してい」と回答した 18 人のうち５人が，説明後に「利いる」という意見を維持していたが，原子力発電の用するのがよい」という肯定側の意見に変化した．

利用態度が「利用するのがよい」から「利用もやむ

また，説明前に「他の発電に頼る」，「利用すべきでをえない」に変化していた．

ない」と回答した４人は，全員が「利用もやむをえない」という肯定側の意見に変化した．
一方，赤色で示すように，説明前に「利用するの

次に，図４の②で示す２人は，「今後，どれだけの自然災害が起こるのかわからないが，今できる事は充分に対策されている」，「安全対策の方法などは

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-762

表２

否定側に変化した人の主な意見

区分

主な意見

①

・私 が知っていた以上に，厳重な対策が施されていた（１人）②・今 後，どれだけの自然災害が起こるのかわから な い が， 今 で き る 事 は 充 分 に 対 策 さ れ ている（１人）
・安 全対策の方法などは納得だが，どんなことも 100％ということはないと思う（１人）

4.4 原 子力発電所の安全対策に対する
主な受け止め原子力発電に対する利用態度が説明の前後で変化した人の意見から，原子力発電所の安全対策に対する主な受け止めと，安全対策について理解された，あるいは疑問を抱かれたと思われる項目を表４に整
理した．
表４

表３
区分
③

④
⑤

 験者が理解した，あるいは疑問を持ったと思わ被れる主な事項

肯定側に変化した人の主な意見
主な意見

・安全対策が実施されている（４人）
・安 全対策はこれからも向上させていく必要がある（１人）
・安 全対策が実施されていて安心したが，想定外の事象や自然災害が起きるかもしれない（２人）
・安全対策が実施されている（２人）



区分

主な内容

主な受け止め・説明を聞いて思っている以上に安全対策が実施されていることを知った

理解された内容

・安全対策を強化，多重・多様化している
・訓練が実施されていること

疑問点

・想定外の事象，自然災害
・ど んなことにも 100%（安全）ということがない納得だが，どんなことも 100％（安全）ということ

まず，原子力発電所の安全対策の主な受け止めにはないと思う」という意見であり，安全性が向上しついては，説明後は全員が，「向上している」またていることを認識したうえで，安全対策が実施されは「やや向上している」という意見であり，殆どのていることや方法に納得しているものの自然災害や人が説明を聞いて説明前の時点で思っていた以上にどんなことにも 100% 安全ということがないことを安全対策が実施されていることを知ったことがうか

理由として，「利用もやむをえない」から「他の発がえる．

電に頼る」に変化したことがうかがえる．

次に，理解された内容としては，福島第一原子力

説明後に肯定側に意見が変化した人のうち図４の発電所事故後に，さらに安全対策が多重化・多様化③に示す「利用するのがよい」と回答した人の場合，されていること，事故を想定した訓練を実施してい原子力発電所の安全対策が実施されていることを理ることなどについて，理解，納得する人が多数であっ由にあげる人が多かった．安全性が向上しているこた（例：「さらに安全対策を強化，多重・多様化しとを認識したうえで，原子力発電の利用態度が，
「利

ている」
，
「何段階にも対策が練られ，訓練もたくさ

用もやむをえない」から「利用するのがよい」に変ん行われている」）．

化したことがうかがえる．
図４の④で示す「利用もやむをえない」と回答した２人は，「安全対策が実施されていて安心したが，想定外の事象や自然災害が起きるかもしれない」という意見であった．想定外の事象や自然災害に不安があるものの安全性が向上していることを認識し，原子力発電の利用態度が，「他の発電に頼る」
から「利
用もやむをえない」に変化したことがうかがえる．
図４の⑤で示す「利用もやむをえない」と回答し一方，想定外の事象や自然災害が起こるかもしれ
しない，どんなことにも 100%（安全）ということがないという疑問を持つ人もいた．

5. 考
 察
5.1 原
 子力発電の安全対策および利用態度
に対する意見の変化

た２人は，原子力発電所の安全対策が実施されてい本調査の被験者には，福島第一原子力発電所事故

ることを理由にあげていた．安全性が向上している

以降，原子力発電所では何らかの対策を実施していことを認識したうえで，原子力発電の利用態度が，るだろうと思っているものの，原子力発電所の安全「利用すべきでない」から「利用するのがよい」に対策について具体的に詳しい知識を持っていると思変化したことがうかがえる．

われる人はいなかったが，説明後は全員が，「向上

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-7

63

している」
，
「やや向上している」という意見に変化2018）では，地震の想定について，「震源断層の長した．

さを現地調査の不確かさを踏まえて長く設定するな

また，本調査の被験者は，一般的な世論調査のサ

ど，安全側に設定，評価がなされていること＊ 4」とンプルに比較して，原子力発電の利用に対して肯定あり，想定が安全側に大幅に引き上げられている．

的な人が多く，否定的な人のサンプルが少ないもの

さらに，「想定した地震に対して建物や機器・配管の，資料を説明し質疑応答を行ったところ，肯定層，が大きく余裕を持った設計がなされており，仮に想否定層とも原子力発電の利用態度が肯定側に変化し定した地震を超えるような地震が発生したとしてている．

も，即座に安全機能が喪失することはない設計とこのことから，表３で示したように本調査で用いなっていること＊ 5」が記載されており，想定を超えた資料による説明によって，福島第一原子力発電所

る地震が発生したとしても即座に耐震重要施設の安事故以降，原子力発電所では安全対策が実施されて全機能が喪失するものではない．

いることを知って，原子力発電の利用態度が肯定側に変化する傾向がみられると考えられる．

5.2 原
 子力発電の安全対策について説明 することが望ましいと思われる情報
本調査での説明に対して表４で示したように，「説明を聞いて思っている以上に安全対策が実施されてこのような安全側の想定や設計を行った上で，新規制基準では，重大事故が発生した場合に備え，シビアアクシデントの進展を食い止める対策が実施されている．さらに，設計上の想定を超えるような事
態を想定外とせずに，大規模な自然災害や故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる大規模損壊を想定し，炉心や格納容器の損傷を緩和する
ための対策をとることを定めている．

いることを知った」と受け止める人が多かった．まつまり，想定を超える自然災害が発生した場合や，た，特に理解された内容は「安全対策を強化，多重・施設・設備がどのように故障・損傷するかを具体的多様化している」，「訓練が実施されていること」でに想定できない状態でも，重大事故に至り得るようあり，これらの内容を含めて，本調査で示したような様々な事態を敢えて想定し，それらを防止するたな福島第一原子力発電所事故の教訓に基づいて強化めの対策が考えられている．

された安全対策について説明することが望ましいと考えられる．

こうしたことについては，調査時間の制約のため，本調査では補足説明することが出来なかった

一方，「想定外の事象や自然災害が起こるかもしが，原子力発電所の安全対策を説明する際に，これれしない」，「どんなことにも 100%（安全）というらの情報を追加して提供することが望ましいと考えことがない」という疑問を持つ人もいた．

られる．

新規制基準では，地震や津波などの自然災害に係る想定の大幅な引き上げとそれに対する防護対策を強化されていることや，テロや航空機衝突対策を含めた安全対策が実施されていることを口頭で説明したが，その想定を超えるような自然災害が発生した
場合や，また，テロ等などにより想定外の事象が発生した場合でも安全性が確保されるのか疑問に思われたためかもしれない．
例えば，原子力規制委員会が公開している新規制基準の考え方を説明した資料（原子力規制委員会 ,
＊4

＊5

 えば，
例
「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」の策定においては，震源断層の位置及び形状（長さや幅）等について，各種調査の不確かさを踏まえて安全側の（保守的な）設定をし，更に地震動の評価過程に伴う不確かさを考慮した上で，保守的な地震動を評価することとされている（設置許可基準規則の解釈別記２の５二）．具体的には，例えば，震源断層長さを地表の活断層長さよりも長く設定する，また，断層幅（断層傾斜角や地震発生層の厚さから求められる）も調査の不確かさを踏まえて大きく設定する，さらに，アスペリティもサイトに近いところなど安全側の位置に設定するなどして，保守的なパラメータ設定が行われる．これにより，十分に適切な地震動が評価されることになる．」（p250）
例えば，「基準地震動クラスの地震による建物・構造物や機器・配管の地震応答に対して，大きく余裕を持った設計がなされており，
基準地震動を仮に超えるような地震が発生したとしても，即座に耐震重要施設の安全機能が喪失するということはない．」（p283）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-7

64

6. お
 わりに

引
 用文献

関西電力株式会社では，2020 年７月時点で７基

原子力規制委員会（2015）．新規制基準及び高浜発の原子力発電所が新規制基準に適合すると認めら電所３・４号機の設置変更等に関する審査書

れ，３基が運転中である．残る４基については安全の概要（2015 年 10 月）．対策工事を実施中であり，これらの運転が再開される時には，人々の関心が再び高まっていくことが予<https://www.pref.fukui.lg.jp/doc/kikitaisaku/
genshiryoku-saigai_d/fil/NRAsiryou.pdf>（2020

想される．

年７月２日）．



本調査は少人数を対象としており，その点で限界

原子力規制委員会（2018）．実用発電用原子炉に係がある．しかし，福島第一原子力発電所事故以降にる新規制基準の考え方について（2018 年 12 月

原子力発電所の安全対策が強化されていることを知19 日改訂）．る人は少ない．原子力発電について不安や疑問を持<https://www.nsr.go.jp/data/000155788.pdf>

つ人も，原子力規制委員会や電力会社などから公表（2020 年７月２日）．

されている情報を知り，自分自身で考える機会が設

関西電力株式会社（2015）．
「高浜発電所の安全性

けられることによって，原子力発電への理解が広が向上に向けた取組みについて」, 綾部市「高る可能性が示されているように思われる．

浜発電所３，４号機に係る住民説明会」資料（2015 年 11 月６日）
．

<http://www.city.ayabe.lg.jp/bosai/kurashi/anzen/bosai/jyuminsetumeiak.html>（リンク切れ）．
関西電力株式会社（2016）．越前若狭のふれあい 第44 号

原子力発電所では，想定外の災害に備えてどんな対策をしているの．<https://www.kepco.co.jp/corporate/profile/community/wakasa/ew/k_topics/44k_topics.
html>（2020 年７月２日）．
北田淳子（2019）．原子力発電世論の力学 リスク・
価値観・効率性のせめぎ合い，大阪大学出版会 ,p153, 2019.

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-7

付録１

65

説明に対する意見
安全対策は向上していると思うか（説明前→後）区分

回答者

概要（主なコメント）

①

30 歳代
男性

・今回の座談会を通じて，私が知っていた対策よりも厳重な対策が施されていたことを知ることができ，有意義な時間を過ごせたと思います．

向上している→向上している20 歳代
女性

・少しでも原子力発電所の知識を知る事ができてよかった．今後，どれだけの自然災害が起こるのかわからないけど，今できる事は充分に対策されていると思いました．

わからない→向上している20 歳代
男性・安全対策の方法などはとても納得できました．ですが，どんなことも 100％ということはないと思うので多少の不安はあります．

あまり向上していない→やや向上している

20 歳代
男性

・しっかり対策されていると感じました．原子力発電を使う以上リスクはあると思うので，意識しながら日々生活していく事が大切だと思いました．

やや向上している→向上している40 歳代
女性

・過去の事故をふまえて，さらに安全対策を強化，多重・多様化していることを知り，以前より安心感が増した．何かあった時の先の先まで見越して，これからも常に安全対策を見直していってほしいと思う．

わからない→向上している40 歳代
女性

・全 然分からないまま来たが，説明を聞いて安全を考えて色々対策をしているんだなと感じた．原発の近くに住んでいる人の中で，これだけの対策をしていることをどれだけの人が知っているのか．

やや向上している→向上している40 歳代
男性

・安全対策に対する取り組みの内容等が有る事に今迄以上に進めて行っていただき，安全で安心な環境を作ってもらいたいと思いました．

あまり向上していない→向上している

40 歳代
男性

・
（原子力発電が）不要と主張する人が減るためにも安全対策はこれからも向上させていく必要があると思います．

どちらともいえない→やや向上している

30 歳代
女性

・原子力がデメリットがあっても使う理由がよくわかりました．こ
こまで安全性を強化したなら安心な気がします．ただ，想定外な事はおこるので，もっといろいろな面から考えないと（いけない）と思います．

わからない→向上している40 歳代
女性

・今まで興味がなくて深く知らなかったが，ここまで対策がされているんだと知った．自然のことで先が分からないが，十分対策されていて安心感を持った．（略）多くの方の考え，力によって守られ安心しました．

どちらともいえない→向上している30 歳代
女性

・安全対策がしっかり行われているとは知りませんでした．冷却する為と電気を確保することが大切で，何段階にも対策が練られ，訓練もたくさん行われているので以前よりは安全になったのではないかと感じました．

あまり向上していない→向上している40 歳代
男性

・安全対策がそこまでされているとは思っていなかったので，随時段階を踏んでやられていることに安心を感じた．

あまり向上していない→やや向上している

②

③

④

⑤

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-866

エネルギー問題に関する中間層の受け止めとペルソナの提案
Perception of People with an Intermediate Attitude to Energy Problems and 
Proposal of Four Persona Types夛田

幹宏（Mikihiro Tada）＊1

要約
エネルギー問題に関するコミュニケーションでは，情報の受け手の考え方をよく理解し，関心や意見を聞く努力が求められる．本稿では，態度があいまいで，多様な異なりのある中間層を対象に，日常の会話の中でも使える２つの質問 ―「社会課題に関する詳しさ」と「エネルギー利用にあたり実践・行動していること」― によって中間層を４つの層に分類した．さらに，組織がコミュニケーション活動の方針を検討する際のツールとなるよう，４つのペルソナを作成した．
作成に際しては，それぞれの考え方，エネルギーに関する課題やベネフィットの認知，情報提供
後の態度変容などについて整理した．４つの層の分類は，（第１層）社会課題の解決に積極的な［社会課題アンテナ層］（10%），（第２層）リスク回避志向が強い［暮らしの安心重視層］
（26%）
，
（第
３層）現実的な選択眼で物事を判断する［バランス重視のスマート層］（14%），（第４層）エネルギーに関する関心が低い［無関心・おまかせ層］（51%）である．中間層全体のコミュニケーションを考えるとき，比率の大きさから（第４層）を意識することが必要であるが，個別の対話においては，４つの層の異なりが大きいことから，具体的な対応の仕方をそれぞれについて検討することが求められる．その際に４つのペルソナを活用し，中間層の考え方を組織で共有し，デザイン思考によりコミュニケーションを考えることが重要であると思われる．
キーワード

中間層の態度，リスク・コミュニケーション，対応分析，生活者分類，ペルソナ

Abstract
When communicating about energy issues, it is necessary to understand themindset of the information recipients and to make an effort to listen to their interests andopinions. The attitudes of the intermediate group are vague and have a variety of differences.
We can categorize this intermediate group into four types by two questions that can be usedin everyday conversation: “What details of social issues do you know?” and “What are yourenergy use practices/actions?” We created four types of personas to serve as an organization
tool to consider strategies for communication activities. In the creation of these personas, wesummarized each person's way of thinking, energy problems, recognition of merits, and changes
in attitude after providing information. The four types are as follows. Type 1（10%）
consistsof “People who strive to solve social issues”; that is, they are proactive about solving social
issues. Type 2（26%）consists of “People who have a strong risk avoidance”; that is, they aresteady types who value the safety of life. Type 3（14%）
consists of “Smart people with an openmind”; they make decisions based on realistic choices. Type 4（51%）
consists of “People who areindifferent toward social issues”; they are less interested in energy.  When communicating with
the intermediate group, we may first need to set the communication target to type 4 because it
has the largest proportion of members. But especially in individual dialogues, the difference inattitudes of the four types is large. We need to devise a specific way of dealing with each typefor detailed discussions. It is important to utilize the four personas, to share the ideas of theintermediate group in the organization, and to think about communication by design thinking.
Keywords

attitude of intermediate group，risk communication，
correspondence analysis，
consumer segmentation，persona＊ 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 . 27 2020 SR-8

1. は
 じめに

67

留する関心が低い人々（保留群），③ コントロール
感が最も弱く漠然とした懸念は強いものの，利便性社会の中で，エネルギー問題を議論するには，多を享受するにはリスクを受容しながら利用せざるをくの情報を共有することが理想的である．今後のエ得ないと考えるジレンマ状況にある人々（譲歩群），

ネルギーのあり方を考える場合，リスクに関するコ④ コントロール感が弱く懸念を持ち，少しでもリ

ミュニケーションを避けて通ることはできない．リ

スクがあるものは使用すべきではないと考える懐疑

スクに関する情報は，専門性が高く規模が著しく大的な人々（懐疑群）の４群が抽出されている．さらきく，不確実な情報も含まれている．生活に身近でに，物言わぬ多数派の人々（中間群）が，②の保留ないため，生活者の関心は低い．

群や③の譲歩群にいることを明らかにした．

情報の多くは，専門家や行政，事業者が保有するいずれの研究も , 実際のコミュニケーションの場

ため，専門家群の方向から生活者の方向に情報が流面で参考にするには課題がある．林・守川（1994）れることが多い．
近年ではリスク・コミュニケーショの場合は，原子力発電の態度で切り分けてコミュニンの重要性が認識され，双方向のコミュニケーショ

ケーションを計画すれば自然な形の対話を損ねる可ンを交わす取り組みが増えている．

能性がある．シンプルに分類する Okamura（2015）

コミュニケーションを良くするには，受け手の状の方法には，中間層の複雑な態度のありようを加え況を理解する必要がある．しかし，個人が持っている必要があるように思われる．桑垣（2018）はリスる考え方は多様である．社会的論争となりやすい原クに着目しているため，実際の対話活動の中でリス

子力発電の問題も含まれるため，はっきりした答え

クの度合いを測るやりとりをする場合 , 受け手に先が出しにくいという人々が多く存在する．エネル

入観を持たせてしまうことが考えられる．

ギー問題のコミュニケーションはこういった「中間さらに，情報の送り手側では，中間層の理解の共的な人々」（以下中間層）を対象としなければならず，

有に課題がある．エネルギー問題のコミュニケー

人々の受け止めをどのように想定し，対話活動を準ションの主体は組織であり，そのため多くの関係者

備するかはたいへん難しい．

が存在する．各立場の個人には共通の理解がないこ

2. 目
 的

とが多い．それぞれが自身の経験や知り得た情報にもとづいてコミュニケーションの方針を検討した際に，例えそれが積極的な情報公開を伴うコミュニ

過去に大衆を理解するために行われた研究が多く

ケーションだったとしても，受け手にとって受け入ある．エネルギー問題，科学文明観，国民性といっれがたいものであると，最悪の場合，一方的な情報た社会調査データを数量化Ⅲ類によって分析し，①提供と受け止められることもあり得る．

無関心層，②強く好意的な態度を持つ層，③強く非中間層にはどのような受け止めや考え方があるか

好意的な態度を持つ層，④好意的な層，⑤非好意的を組織で共有し，受け入れやすい情報も加味しながな層，⑥中間層に分類し，各層の社会的・政治的態度，

ら，デザイン思考でコミュニケーションを検討する

日本人の国民性の特色を整理した林・守川（1994）

ことが求められる．そこで，本稿ではペルソナに着による研究はとくに重要である．

目した．

近年では，科学コミュニケーションを効果的に実Pruitt & Adlin（2006

秋 本・ 岡 田・ ラ リ ス 訳

装するための研究として，①政策立案プロセスに参2007）によれば「ペルソナ」とは，実在する人々に加する用意がある層，②政策立案に関して専門家についての明確で具体的なデータをもとに作り上げら依存することを好む層，③科学技術に関する関心がれた架空の人物であり，ユーザーが本当に使いたい

低く，誰が政策立案に携わっているかにも関心がなと感じる製品の実現をサポートするためのツールでい層に分類した Okamura（2015）がある．

あり，手法であると定義されている．高井（2007）

その他，科学技術の利用とリスクに対する考え方

は，ペルソナを通じて得られるメリットの一つとしを分析した，桑垣（2018）がある．ここでは，①て，顧客を話題の中心として社内コミュニケーショ

必要性を強く意識し，コントロール感を持ち，利便ンが生まれやすくなり，顧客に対する深い知識の獲性のためにリスクを受容する人々（受容群），② 科

得と具体的な顧客の行動への理解が進むと紹介して学技術の必要性や受容性も含めて全般的に態度を保いる．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-868

ペルソナの作成にあたっては，エビデンスとなる

会課題に対する関心が高く，何かしらの実践・行動

データが必要である．データとしては質問紙調査のをとっている人が，あえて「どちらでもない」を選結果だけでなく，定性的なデータも求められる．定択する場合もある．また，社会課題に関する関心が性データは，ペルソナを，本物の人間らしく見せる

低くても，受動的に得た情報をもとに，できる範囲

ための要素になる．
うまく可視化されたペルソナは，で行動する人もいる．その他，社会課題に対する関対象層のイメージを膨らませ，その対象に合わせた心は高いが，実際にとる行動の効果を見極めてから検討に貢献すると考えられる．

行動する人もいる．整理したものを表１に示す．中以上の本稿の目的をまとめれば，対話活動の主要な対象層である中間層のシンプルな分類を行ない，間層の代表的な人物像の分類としては，この４つに集約できると考えられる．

分類毎のペルソナを作成し，実際のコミュニケー

次に，２つの分類軸の具体的な質問を考える．１

ション活動を行なっている人々のツールとして提案

つ目の社会課題への関心については，主観的な判断することである．

で，詳しいかどうかを聞く質問で良いと考えた．２

3. 中
 間層の分類つ目は，リスクに対する行動として，エネルギーの利用にあたり実践・行動している項目を量的にはかる質問とした．14 項目の選択肢（表２）の中から

中 間 層 を 分 類 す る に あ た り，Okamura（2005）

該当するものを選択する．省エネ，
地球温暖化対策，の，「政策に関する関心」に着目した分類方法が候

太陽光発電導入などの実践・行動である．この選択補として考えられる．ただしそれだけでは，中間層数の中央値以下を行動が少ないとし，中央値を超えの複雑な態度の代表性を捉えることは難しい．桑垣

表１（2018）はリスクに着目して分類を行い，受容群，保留群，譲歩群，懐疑群といった複雑な態度のありようを分類しており，分類軸として興味深い．本稿では，この２つの分類軸を参考に具体的な質問を中間層を分類するための整理

理由の有無

社会課題
への関心

理由あり

強い

理由なし

少ない

検討する．検討にあたっては，2018 年に実施した，
夛田（2019）のグループインタビュー調査＊ 2 の結果を再整理した．この調査では，エネルギーに関する両側からの主張を提示してグループで議論し，原
子力発電の再稼働に対する賛否とその態度表明理由について答えを得たものである．
分類の方向性として，態度表明理由の内容が豊富

表２

実践・行動
していること

分類

多い

第１層

少ない

第３層

多い

第２層

少ない

第４層

エネルギー利用にあたり実践・行動量を測る項目

1 電気・ガスをできるだけ使わない省エネを意識
2 冷房の設定温度は 28 度を目安に高めに設定

な人と，そうでない人がまず大きく分かれているこ

3 安い電気・ガス料金を調べ少しでも安い会社に変更とが明らかになった．理由の内容が豊富な人は，社

4

会課題に対する関心が強い．また，そういった情報

5 電力消費ピーク時間はできるだけ電気を使わないを受けて実践・行動している（してきた）傾向がみられる．社会課題に対する関心は，物事の考え方の特徴につながるように思われる．どのように行動しているかについては，具体的な目的のため，あるい

毎月の電気・ガス料金を見て使いすぎていると減らすようにしている

6 自分の家で太陽光発電をしている
7 自分の家で蓄電池を利用している
8 エコドライブを心がけている
9 自動車は電気自動車やハイブリッド車を選ぶ

は，知り得た情報をもとに将来の不確実性を避ける

10 できるだけ公共交通機関を使い，自動車を使わないためのリスクに対する回避行動とも読み取れる．中11 少し価格が高くても環境に良い商品を選ぶ間層としては，社会課題に関する関心が比較的低く，

12 植林活動やリサイクル等の環境イベントに参加

実践・行動が少ない人が想定され，実際に無関心で実践・行動が少ない人が多くみられる．中には，社＊2

13 その他
14 特に何もしていない

 子力発電を利用すべきとする主張と，原子力発電に依存すべきではないとする主張に接触した場合に，中間層の生活者がそれぞ
原
れをどのように受け止めて整理するのかを把握したグループインタビュー調査 . 実施時期は 2018 年 11 月，実査時間は２時間，８グ
ループ（36 人）に対して実施した．対象者は，近畿２府４県在住の 20 歳〜 60 歳代の男女（男性 16 人，女性 20 人）である．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-8

69

る人を行動が多いとした．この 14 項目の選択肢は，

由回答），今後利用すべきエネルギーについて尋ね夛田（2019）の調査結果をもとに作成している．以た．２回目の調査票（Appendix B ２回目調査票）

上の２つの質問は，実際のコミュニケーション活動

では，エネルギー問題に触れる情報媒体，情報発信の場で，やり取りしながら比較的容易に集めること機関の信頼度（５段階評定），推進すべき対策，今のできる情報であると考えられる．

後利用すべきエネルギー（５段階評定），情報提供
後の原子力発電の利用意向と共感する項目について

4. 調
 査の概要尋ねた．情報提供は，関西電力（2018）をもとに，
11 テーマに要約した文章テキストによる情報を提4.1 調
 査方法の注意点

供した（表４，詳細は Appendix A Table 3）．

調査方法については，母集団から無作為抽出でき
本稿では，性・る従来型調査＊3が適している．しかし，
年代，地域，中間層４分類の属性によるサンプルを大量に確保することが可能な，インターネット調査
を用いることとした．このため，調査結果は，母集団に対する統計的な代表性を担保するものでない．

4.2 実
 査概要と回答者の属性
実査概要は表３のとおりである .（回答者の内訳
は Appendix A Table 1，Table 2 を参照）
．
表３
実査時期

対象

エネルギー問題に関する情報提供内容

1エネルギー自給率の確保

2

化石燃料資源の節約

3

原子力発電の長期停止の気候変動への影響

4

原子力発電再稼働による料金水準の維持

5

再生可能エネルギー導入コストの増加

6

自然エネルギーの課題

7

原子力発電所の安全対策

8

原子力発電所の事故時対応能力の向上

940 年以降運転に関する取り組み

10 放射線の影響と管理
11 高レベル放射性廃棄物について

5. 調
 査結果

実査概要と回答者の属性

１回目調査

２回目調査

2019 年 8 月

2019 年 11 月

調査方法

表４

インターネット調査

5.1 中 間層４分類の分布

近畿２府４県に居 １回目回答者から中間層を住する 18 歳以上の 抽出し４分類で均等に回収
男 女． 年 代 は ５ 年 した．性・年代割合は１回代で割付目調査に沿った回収とした（表５）．賛成層 13.1%，慎重層は 12.5% である．性・（株）
クロス・マーケティングのモニター登 録 者とから，男性の方が態度は明確である．男女とも若

回収数

20,390

回収内訳

男性   9,660
女性 10,730

1,040
第１層 263
第３層 261

第２層 259
第４層 257

4.3 調
 査項目

全 体 に し め る 中 間 層 の 割 合 は 74.4% と な っ た
年代の割合を見ると，男性よりも女性の方が多いこい層の割合が多く，年代が高い層には慎重層が多い
ことがわかる．
中間層の分類結果を表６に示す．社会課題につい て 詳 し い 層 が 23.2%， 詳 し く な い 層 が 76.7% となった．
エネルギー利用にあたり実践・行動していること

１回目の調査票（Appendix B 1 回目調査票）での中央値は２個であった．このため，３個以上を，は，物事の考え方（SD 法，５段階評定），社会課題

実践・行動が多い層とした（詳しくは Appendix A

についての詳しさ，産業廃棄物処理施設受容要件，

Table 4）．

エネルギー利用にあたっての実践・行動，日本が今中間層の中でしめる４分類の割合を見みると，

後利用すべきエネルギー（５段階評定）
，各電源別

「第１層」
（以下１層）が 9.5%，「第２層」（以下２層）の利用理由（５段階評定），原子力のイメージ（自が 25.8%，「第３層」（以下３層）が 13.7%，
「第４層」

＊3

 民基本台帳等からの層化無作為抽出や現地積上法（エアサンプリングの一種で地点を無作為抽出し，等間隔で世帯を訪問し個人住を抽出する）によって選定し，訪問面接調査，訪問留置き法，郵送法を用いて実施される調査を指す．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-8

70

表５

5.2 物
 事の考え方原子力発電再稼働の態度と性・年代比率（%）
賛成層 中間層 慎重層 合計

全体
n=20,390

男性

13.1

74.4

12.5

100.0

考え方の結果を図１に示す．質問は SD 法，５段

20 代

n=  840

21.3

70.5

8.2

100.0

階評定にて測定した．中立を０点，「選択肢 A 側」

30 代

n=1,969

22.1

68.5

9.3

100.0

を２点，
「選択肢 B 側」を -2 点として平均評定値を40 代

n=2,620

21.5

65.5

13.0

100.0

50 代

n=2,150

20.9

62.3

16.8

100.0

60 代・70 代 n=2,081

17.2

64.1

18.7

100.0

20 代

n=2,149

6.8

84.0

9.2

100.0

30 代

n=2,291

6.5

83.4

10.0

100.0

40 代

n=2,112

6.5

82.6

10.8

100.0

50 代

n=1,990

7.2

80.5

12.3

100.0

60 代・70 代 n=2,179

5.2

80.7

14.1

100.0

女性

表６

示す．層別にみると，１層は，「意見の強い人がいても自分の意見は主張する」，「多くの人が賛同することでも自分で考えて判断する」，「社会課題の解決
は自分なりに考えて判断したい」，「新しいことの導入に積極的」，「新しいことをする前に下調べをしっかりする」傾向が強い．また，「経済力を強くしな
ければ国民生活はよくならない」とする傾向が強く，「将来世代の負担やリスクを優先して考える」傾向がある．意見をしっかり持ち，社会課題の解決のた

中間層４分類の結果

めに将来に備えて行動する層である．

社会課題

中央値 =2 個

詳しい（23.2％）

実践・行動が多い（３個以上）

1層（35.3%）

２層を見ると，「他人にどう見られているか気に詳しくない（76.7％）

なる」，「意見の強い人がいると自分の意見は言わない」という傾向がある．周囲の状況に気を配る層で

9.5%
25.8%
２層
（n=1,445）（n=3,915）

あり，「多くの人が賛同することでも自分で考えて判断する」，「社会課題の解決は自分なりに考えて判実践・行動が少ない
13.7%
50.9%
（２個以下）
４層
３層（n=2,076）（n=7,722）（64.6%）

断したい」という傾向はあるが，１層よりも弱い．
新しいことの導入に積極的であるとは言えないが，「新しいことをする前には下調べをしっかりする」（以下４層）が 50.9% となった．４つの層別の性・タイプである．リスクに関する傾向として，「科学

年代比率を表７に示す．
「１層」，「３層」は「男性」

技術の恩恵があってもリスクがあれば受容しない」

が多く，
「２層」
，
「４層」は「女性」が多い．平均という傾向がある．
「経済力を強くしなければ国民年齢をみると高い順から「１層」
，
「２層」
，
「３層」
，

生活は良くならない」と考える傾向が強く，「自分「４層」となる．

達世代の負担やリスクを優先して考える」傾向が見
表７

4 つの層の性・年代の比率（%）

中間層
n=15,158

１層
n=1,445２層
n=3,915３層
n=2,076

４層
n=7,72220 代   3.9   3.9   2.1   6.2   4.230 代   8.9   9.6   5.711.4   9.7

40 代

11.3

13.4

   7.4

16.9

11.5

50 代

   8.912.0   6.013.2   8.560・70 代   8.815.8   9.711.3   6.4

男性計

41.8

54.7

30.9

59.0

40.3

20 代

11.9

   6.310.8   8.5

14.5

30 代

12.6

   6.414.3   9.1

13.9

40 代

11.5

   9.612.6   7.9

12.2

男性

女性

50 代

10.6

   9.612.8   8.010.4

60・70 代

11.6

13.4

18.6

   7.6   8.7

女性計

58.2

45.3

69.1

41.1

59.7

合計

100.0

100.0

100.0

100.1

100.0

平均年齢

45.8 歳49.9 歳48.4 歳

45.9 歳43.6 歳INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-8

層Q 

選択肢A

中間層

n＝15,158

他人にどう見られているかは気にならない

意見の強い人がいても自分の意見は主張する



多くの人が賛同することでも自分で考えて判断する



科学技術の恩恵があればある程度リスクは受容

社会課題の解決策は自分なりに考えて判断したい

新しいことの導入に積極的だ

口コミは信用せずに自分が見たことで判断







将来世代の負担やリスクを優先して考える



0.40

0.46

0.32

0.62

0.77

0.68

0.36
0.46
0.42

0.24

0.24

科学技術の恩恵があってもリスクがあれば受容しない-0.07

社会課題の解決策は他の人に判断をゆだねたい-0.07

新しいことの導入に消極的だ
新しいことをする前でも下調べずに直感的に判断

0.20

0.40

0.06
0.01

口コミによって判断する-0.09

現在の生活に満足していない

0.34

0.50

0.13

図１

多くの人が賛同することにあまり疑問を持たない

0.41

0.12 0.07
0.58

意見の強い人がいると自分の意見は言わない

-0.20

0.02

0.08

0.17

選択肢B
他人にどう見られているかが気になる-0.19 -0.24

0.24
-0.03

0.10 0.08

層Q 


0.23 0.07 -0.14
0.73



経済力を強くしなければ国民生活は良くならない層
Q 

0.04 0.01

新しいことをする前に下調べをしっかりする

現在の生活に満足している

層
Q 

71

経済力を強くしなくても国民生活が良くなる方法はある-0.02 -0.05 -0.17

自分達世代の負担やリスクを優先して考える

物事の考え方の平均評定値

られる．周囲の状況に気を配りつつ，物事について

が「多くの人が賛同することでも自分で考えて判断

自分で考えて判断する．リスクに敏感で暮らしの安する」傾向があることから，まったく疑問を持たな心を大切にする層である．

いということではない．新しいことの導入には消極３層を見ると，概ね１層の得点と，２層・４層の中間に位置する．
「意見の強い人がいても自分の意
見は主張する」は，中立付近の評価で，「社会課題の解決は自分なりに考えて判断する」という傾向が１層の次に強い．
新しいことの導入にやや積極的で，的で，「自分たち世代の負担やリスクを優先して考える」傾向が強い．

5.3 エ ネルギー問題を見聞きする媒体「新しいことを取り入れる前には下調べをしっかりエネルギー問題を見聞きする媒体を表８に示す．

する」タイプである．
「経済力を強くしなければ国テレビが最も多く，新聞，パソコン，スマートフォ

民生活は良くならない」とする傾向が強く，「科学ンを通じたネット情報が上位となる．
「特にない」

技術の恩恵があればある程度のリスクは受容する」

が２割である．

傾向があることから，周囲の状況に配慮できるバラ層別にみると，１層は他層よりもあらゆる媒体でンス感覚を持ち，自分でしっかりと考え，現実的，情報に接触している．２層は，テレビが１層と同水

合理的な選択眼で物事を整理する特徴があると考え準に高く，ややテレビ偏重の傾向がある．
新聞やネッ

られる．

ト情報の接触は，１層ほど高くない．３層は，テレ４層を見ると，「意見の強い人がいると自分は意ビでの接触が低く，新聞が１層の次に高い．４層は，見を言わない」という傾向が強く，周囲の影響を受「特にない」が３割と他層よりも高く，エネルギー

けやすい．
「社会課題の解決は自分なりに考えて判問題に関する情報接触は少ない傾向がある．

断したい」と考える傾向は弱い．他層ほどではない
表８

見聞きする媒体の選択比率（%）

中間層 n=1,040

１層 n=263

２層 n=259

３層 n=261

４層 n=257

テレビ

64.6

74.5

74.7

54.6

54.6

新聞

45.3

61.4

42.4

46.5

30.7

パソコンを通じたネット情報

36.2

50.0

39.8

30.8

23.9

スマ ートフォン等を通じたネット情 報

19.2

26.1

22.4

16.2

12.0

友人・知人などの口コミ

7.2

12.5

9.0

4.3

3.1

ラジオ

7.0

12.0

7.0

5.4

3.4

特にない

18.2

8.2

13.4

19.5

31.9

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-872

表９推進すべき対策の選択比率（%）
中間層
n=1,040

１層
n=263

２層
n=259

３層
n=261

４層
n=257

地球温暖化に影響を及ぼす CO2 排出を抑制する対策をとること

64.0

73.4

74.1

55.9

52.5

エネルギー自給率を高めること

50.8

58.2

65.6

40.6

38.5

災害時における地域のエネルギー安定供給を確保すること

44.5

51.0

60.6

34.5

31.9

CO2 の排出量が多い火力発電を減らすこと

39.2

46.0

44.4

37.9

28.4

再生可能エネルギーを安定して利用するための技術開発を行うこと

36.4

49.0

49.0

28.4

19.1

太陽光・風力の発電量を増やすため他の安定した発電や仕組を整備

33.4

49.0

44.4

23.4

16.3

政府やエネルギー関連企業は情報発信や対話活動を丁寧に実施

26.5

35.7

35.9

18.8

15.6

日本の経済力を維持するために，電気料金を低く抑えること

26.2

29.7

35.5

21.8

17.5

原子力発電のさらなる安全性向上のための技術開発を行うこと

22.0

27.8

30.5

16.1

13.6

賦課金が増えても，太陽光・風力を促進

15.1

24.3

20.1

11.5

4.3

高レベル放射性廃棄物は遮蔽容器に入れて地中深くに埋めることを検討

10.9

17.1

14.7

8.0

3.5

安全性が確認された原子力発電所は最大 60 年運転すること

6.9

9.9

6.9

6.9

3.9

どれもない

0.8

1.1

0.4

1.1

0.4

わからない

11.2

４.6

8.1

10.3

21.8

5.4 エ
 ネルギー問題で推進すべき対策

を超える人々が選択する項目としては，「CO2 排出を抑制する対策」しかない．４層に特徴的なことと推進すべき対策の選択比率を表９に示す．地球温暖化，安定供給という項目が上位にきている．
層別にみると，１層，２層は多くの項目を選択し，両者にほとんど差はない．１層では，「CO2 排出をして，「わからない」が他層よりも多く２割となる．

5.5 今
 後利用していくエネルギー

抑制する対策」が最も高く，「エネルギー自給率の今後，10 年程度にわたり，使用を増やすべきエ向上」や「災害時における地域のエネルギー安定供

ネルギーという意味での「増加意向」を表 10 に示す．

給の確保」，
「再生可能エネルギーの関係項目」が上「積極的に利用を推進すべき」，「利用を増やす方位となる．２層の上位は，「CO2 排出を抑制する対がよいが，今以上に増やすのは難しい」
，
「利用を減

策」
，
「エネルギー自給率の向上」や「災害時におけらす方がよいが，現状レベルで利用せざるを得なる地域のエネルギー安定供給の確保」である．３層

い」，「どちらでもない」，「利用をやめるべき」
，
「わ

「エネ
は，
「CO2 排出を抑制する対策」が最も高く，からない」という選択肢のうち，「積極的に利用を

ルギー自給率の向上」，「CO2 排出量が多い火力発電

推進すべき」と「利用を増やす方がよいが，今以上を減らす」，「災害時のエネルギー安定供給」が上位に増やすのは難しい」の合計値を，「増加意向」ととなる．３層の半数以上が選択する項目としては，呼んでいる．

「CO2 排出を抑制する対策」しかない．３層は１層，中間層全体では，太陽光，風力が上位となり，地２層と４層の中間に位置し，１層，２層とは差が大熱，水力，その次に，火力，原子力の順となる．１層，きいが，４層とは差がほとんどない．４層も，半数２層の増加意向は，太陽光，風力，地熱，水力の再

表 10
火力発電

各種エネルギーの増加意向の選択比率（%）

中間層 n=15,158

1 層 n=1,445

２層 n=3,915

３層 n=2,076

４層 n=7,722

24.0

28.3

24.5

32.4

20.7

水力発電

60.3

75.5

72.5

62.3

50.8

太陽光発電

68.5

83.1

83.2

67.0

58.8

風力発電

66.4

81.8

79.7

66.2

56.8

地熱発電

61.1

81.8

72.4

65.2

50.3

原子力発電

12.0

13.2

10.4

20.1

10.5

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-873

生可能エネルギー系発電が７割〜８割，火力が２割以上のように今後利用していくべきエネルギーと〜３割，原子力が１割となる．３層をみると，再生して，再生可能エネルギー系発電の導入意向が強く，可能エネルギー系発電が６割〜７割，火力が３割と火力，原子力については消極的ながらも一定の役割

なり１層，２層よりも低いが，原子力は２割となり，を肯定する回答であった．

他層よりも増加意向の値が高い．４層は，再生可能

次に，太陽光・風力発電と原子力発電に関する利エネルギー系発電が５〜６割，火力が２割，原子力

用態度の理由をみていく．５段階評定であるため，が１割といずれの値も他層に比べて低い．

「とてもそう思う」を 2 点，
「どちらでもない」を 0

次に，増加意向の値に消極的肯定「利用せざるを点，「全くそう思わない」を -2 点とし平均評定値を得ない」を加えた「継続意向」を表 11 に示す．
「継表 12 に示す．太陽光・風力発電のベネフィットの続意向」は，中間層全体では再生可能エネルギー系

項目は，「発電時に CO2 など温室効果ガスを出さな発電が６割〜７割，火力が５割，原子力は４割とない」，「資源が枯渇する恐れがない」，「今後，技術開る．火力，原子力については，消極的肯定層が多く

発により課題が改善される期待がある」が上位とな存在する．１層では消極的肯定層が最も多くなり，る．課題の項目では，「発電量が天候に左右される」，

火力では７割，原子力では５割に近い．

「広大な土地確保が難しい」，「発電出力の調整が難

表 11

各種エネルギーの継続意向の選択比率（%）

中間層 n=15,158

１層 n=1,445

２層 n=3,915

３層 n=2,076

４層 n=7,722

火力発電

49.6

67.4

58.3

54.1

40.7

水力発電

63.2

78.7

75.2

66.2

53.4

太陽光発電

70.6

85.9

84.3

70.3

60.8

風力発電

68.2

84.2

80.7

69.2

58.6

地熱発電

62.9

83.8

73.4

67.9

52.3

原子力発電

39.1

47.0

42.8

41.4

35.2

表 12

太陽光・風力発電および原子力発電の利用意向の平均評定値
太陽光・風力発電

原子力発電

中間層
１層
２層
３層
４層
中間層
１層
２層
３層
４層
n=15,158 n=1,445 n=3,915 n=2,076 n=7,722 n=15,158 n=1,445 n=3,915 n=2,076 n=7,722

ベネフィット発電時に CO2 など温室効果ガスを出さない

0.76

1.06

1.05

0.64

0.58

資源が枯渇するおそれがない

0.72

1.01

1.00

0.59

0.55

0.04

0.08

0.00

0.15

0.02

今後，技術開発により課題が改善される期待がある

0.66

0.97

0.91

0.58

産業全体の経済性を高めることに貢献しそう

0.39

0.54

0.53

0.37

0.50

0.06

0.04

0.05

0.16

0.04

0.30

0.19

0.29

0.19

0.32

0.13

太陽光・風力課題
原子力

大規模自然災害発生時でも電気が供給できそう

0.37

0.51

0.49

0.39

0.28

-0.10

-0.17

-0.17

0.03

-0.09

電力の安定供給には必要

0.35

0.47

0.49

0.31

0.27

0.45

0.50

0.50

0.48

0.40

自宅の電気代を安くすることができる（できそう）

0.34

0.37

0.42

0.36

0.28

0.20

0.18

0.16

0.33

0.18

エネルギーの効率性が高い

0.20

0.23

0.28

0.22

0.15

0.26

0.32

0.31

0.30

0.22

発電量が天候に左右される

0.56

0.79

0.71

0.51

0.45

事故が発生すると周辺環境への甚大な被害
を与える

0.87

1.22

1.17

0.74

0.68

廃炉の処理に年数と費用がかかる

0.85

1.24

1.15

0.74

0.66

広大な土地確保が難しい

0.46

0.64

0.59

0.46

0.36

発電出力の調整が難しく，調整用の発電所が必要

0.44

0.68

0.56

0.47

0.33

消費者が支払う再生エネルギー導入負担金が増えている

0.33

0.51

0.40

0.40

0.25

太陽光パネルや風力発電の大風車が環境や景観を破壊する

0.20

0.35

0.17

0.31

0.16

安全対策に多大な費用がかかる

0.77

1.12

1.04

0.71

0.59

新たな原子力発電所建設の新設コストが高い

0.46

0.74

0.60

0.47

0.33

長期で原子力発電が停止しても大規模停電が起きていない

0.40

0.64

0.53

0.39

0.29

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-874

しく，調整用の発電所が必要」が上位となる．上記

トの値が他層よりも高い項目が多い．
「大規模自然のベネフィットの項目と課題の項目の値を比較する

災害時の安定供給」に対する評価は，唯一肯定側のと，ベネフィットの値が高い．このことが増加意向評価である．３層の増加意向が，４つの層の中で他の強さにつながっていると考えられる．１層，２層層よりも高い理由がうかがえる．４層は他層と比較にはこの傾向が強いが，３層ではベネフィットの評

して，ベネフィットと課題の値がともに低い．特に，価が１層，２層よりも低い．４層では，全ての項目

ベネフィットの項目の認知が低く , これは継続意向

で他層よりも値が低く，全体として「どちらでもなの値の低さに関係していると考えられる．

い」の 0 点に近い．３層，４層の継続意向の低さは，
ベネフィットの評価・認知が低いことによると考え
られる．

5.6 産
 業廃棄物処理施設の受容要件

次に，原子力発電に関する利用態度の理由を見て住まいの近くに，産業廃棄物処理施設の建設計画

いく．ベネフィット項目の上位は，「電力の安定供がある場合の受容要件を表 13 に示す．中間層全体給には必要」，「エネルギーの効率性が高い」，「自宅

では「住民の健康への影響がなく安全であることがの電気代を安くすることができる」，「産業全体の経わかること」が最も高く，「現在の生活が脅かされ済性を高めることに貢献」が上位となる．最も高い

ることがないこと」，「将来，問題が起きないと納得

平均評定値でも 0.45 点であり，太陽光・風力のベネ

できる説明があること」が上位となる．

フィットの上位項目よりも値が低い．

上位の各項目において２層の値が高い．リスクに課題の認知については，「事故が発生すると周辺敏感で，生活に対する安全志向の強さが感じられる．

環境への甚大な被害を与える」，「廃炉の処理に年数

３層は，上位の項目が他層と異なり，「この場所にと費用がかかる」「，安全対策に多大な費用がかかる」

建設が必要であるという事実がわかること」が上位が上位となる．ベネフィットの上位項目よりも課題に入る．他層と比較して，上位の「住民の健康へのの上位項目の方が値は高い．特に，１層は他層より影響がなく安全であることがわかること」，「現在のも課題の認知が相対的に高く，ベネフィットと課題

生活が脅かされることがないこと」の値は低く，強の両面を考慮している．２層については，１層に次い受容要件の項目が見られない．４層では，１層やいで課題の認知が高く，ベネフィットの項目で値が２層と同様に，「住民の健康への影響がなく安全で高い項目は，「安定供給には必要」と，「エネルギー

あることがわかること」が最も高く，「現在の生活の効率性が高い」である．
「発電時に CO2 など温室が脅かされることがないこと」,「将来問題が起こ

効果ガスを出さない」の値が低く，「大規模災害発らないと納得できる説明があること」が上位となる生時の安定供給」の値も低い．３層は，ベネフィッ

が，１層，２層ほど強い捉え方ではない．ここでも

表 13

産業廃棄物処理施設受容要件の選択比率（%）
中間層
n=15,158

１層
n=1,445２層
n=3,915３層
n=2,076

４層
n=7,722

住民の健康に影響がなく安全であることがわかること

51.8

61.8

72.7

30.8

44.9

現在の生活が脅かされることがないこと

47.8

57.5

67.3

27.9

41.4

将来，問題が起きないと納得できる説明があること

47.0

60.7

65.7

31.1

39.3

問題が起きた際の保証が十分にあること

44.0

56.5

63.2

26.5

36.7

この場所に建設が必要であるという事実がわかること

33.4

45.8

42.9

31.6

26.7

運営事業者から十分な情報公開がされていること

33.3

50.3

50.4

20.7

24.8

運営事業者からの住民説明会が十分に実施されている

33.2

46.8

50.7

20.6

25.1

運営事業者が，過去に同様の施設で問題を起こしてい

31.1

47.8

46.0

23.2

22.5

充分な補助金，交付金の支払いがあること

30.0

38.2

37.6

24.2

26.2

地域住民が賛成多数であること

23.7

31.6

34.6

14.9

19.0

その他

0.4

0.9

0.6

0.1

0.2

どのようなことがあっても受け入れられない

6.5

4.8

5.6

5.9

7.5

わからない

11.0

1.8

3.3

9.2

17.2

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-875

「わからない」という回答者が 17% となり，４つのが，今以上に増やすのは難しい」，「利用を減らす方層の中で最も高い．

がよいが，現状レベルで利用せざるを得ない」を合
計した．

5.7 情
 報発信機関への信頼

結果は，情報提供後に，継続意向が高まる方向に態度が変容しているが，各層の情報提供後の変容量

情報発信機関の信頼を表 14 に示す．５段階測定に差は見られなかった．中間層は多様な層が存在すであるため．
「とてもそう思う」を２点，「どちらでることから，情報の受け止めに差があると考えられもない」を０点，「全くそう思わない」を -2 点としる．過去の，永井・林（1999）の研究では , 原子力て平均評定値を計算している．

発電に対する態度の強度を測定した結果，性別では「専門家（大学教授，研究者）」，「都道府県・市町

女性，学歴では低い層ほど，また原子力発電に関す村などの自治体」，「居住地域の電力会社」が上位る知識では少ない層ほど，態度が動きやすいことがとなる．各層で差のある項目は少ないが，「専門家」

報告されている．しかし , 今回の調査では差は見らへの信頼は１層，２層が高く，３層，４層が低い．

れなかった．

3 層は，１層，２層と４層との中間の評価が多い．

本調査の情報提供は文章テキストの形式で，内容４層の評価は，中立付近以下の評価となり，各情報にはエネルギーに関する課題や原子力発電の工学的発信機関の信頼の度合いは低い．４層への情報提供

なしくみに関する情報も含まれている．この提供情

は，
この信頼度の低さについての配慮が求められる．

報の中でわかりやすいとされた項目の選択比率を表16 に示す．
「エネルギー自給率の確保」,「自然エネ5.8 情 報提供後の態度変容

ルギーの課題」,「化石燃料資源の節約」等が上位となるが , わかりやすいものが「どれもない」の選

情報提供後にみられる原子力発電の継続意向の変択比率が中間層で 25%，特に４層は，４割以上が「ど化をみていく（表 15）．継続意向の値として，「積れもない」としている．

極的に利用を推進すべき」，「利用を増やす方がよい
表 14

北田（2006）の広報パンフレットの効果測定に関

情報発信機関への信頼度の平均評定値

中間層 n=1,040

１層 n=263

２層 n=259

３層 n=261

４層 n=257

専門家（大学教授，研究者）

0.23

0.35

0.38

0.16

0.02

都道府県，市町村などの自治体

0.17

0.21

0.30

0.15

0.02

居住地域の電力会社

0.08

0.10

0.12

0.11

-0.01

政府・官公庁

0.01

0.07

0.08

0.02

-0.14

評論家

-0.12

-0.07

0.00

-0.16

-0.25

報道メディア

-0.17

-0.14

-0.03

-0.25

-0.25

原子力規制委員会

-0.17

-0.16

-0.12

-0.13

-0.25

ネットニュース

-0.20

-0.19

-0.20

-0.22

-0.19

政治家

-0.61

-0.69

-0.61

-0.50

-0.65

表 15

原子力発電の継続意向選択比率の変化（%）

情報提供前

中間層

n=1,040

情報提供後

継続比率
（%）

標準偏差

継続比率
（%）

標準偏差

差
（pt）

自由度

t値

44.2

0.497

61.6

0.487

17.4pt1,039

9.26**

１層

n=  263

54.7

0.499

71.2

0.454

16.3pt262

4.29**

２層

n=  259

46.3

0.500

62.2

0.486

15.8pt258

4.21**

３層

n=  261

47.1

0.500

67.0

0.471

19.9pt260

5.10**

４層

n=  257

28.4

0.452

45.9

0.499

17.5pt256

4.93****p<.01

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-8

76

表 16

わかりやすいとされた項目の選択比率（%）
中間層 n=1,040

１層 n=263

２層 n=259

３層 n=261

４層 n=257

エネルギー自給率の確保

47.5

55.1

52.5

48.7

33.5

自然エネルギーの課題

38.5

44.5

56.4

30.7

22.2

化石燃料資源の節約

34.8

38.0

42.1

36.4

22.6

原子力発電の長期停止の気候変動への影響

33.4

39.2

39.4

32.2

22.6

再生可能エネルギー導入コストの増加

30.0

36.9

39.0

25.3

18.7

原子力発電再稼働による料金水準の維持

28.4

34.6

35.9

24.1

18.7

放射線の影響と管理

20.5

30.0

27.0

12.6

12.1

原子力発電所の安全対策

18.2

24.3

24.7

13.0

10.5

高レベル放射性廃棄物について

17.0

25.1

19.7

13.0

10.1

40 年以降運転に関する取り組み

15.0

19.0

19.3

11.9

9.7

原子力発電所の事故時対応能力の向上

13.9

17.5

20.1

10.3

7.8

どれもない

25.0

16.7

20.8

19.5

43.2

する研究では，態度変容に最も有効であると認めら

「廃炉」
，
「処理」
，
「コスト」
，
「電力」が布置された .…

れたのは , 工学的しくみからロジカルに説明するコ

１層は，社会の中の大きな仕組みの中で原子力を捉

ンテンツではないことが報告されている．また，受えて想起している語が多く存在する．
ベネフィット，

け手を意識した題材を使って説明することの必要性

課題に関する語，問題意識に関連する語を連想してが説明されている．今回の調査結果からは，文章テいる．以上をふまえると１層との対話では，課題をキストでの情報伝達には限界があり，各層の態度変共有し，共に考える場づくりが重要ではないかと考容量に差が見られなかったと考えられる．特に４層えられる．

の「どれもない」の比率は高い．今後のエネルギー２層の特徴的な語として「東日本大震災」「，被害」，

問題の情報共有には，４層を意識した題材や文章テ

「汚染」
「災害時」
，
「災害」
，
「起きる」
，
「起こる」がキスト以外の情報伝達も踏まえた検討が必要である布置された．原子力から，東日本大震災の惨事や，ことが示唆される．

大規模な災害，過酷事故のリスクを想起している．

6. 自 由回答を用いた４分類の特徴把握

２層は，１層の近くにある「制御」や「処理」という語とは離れて布置されている，原子力は自分達にとって遠い存在であり，当然，それを守る権限はな

各層の特徴を多角的にとらえるため，「原子力」

いことから，事故に対して受け身のスタンスしか取といえば何を連想するかの自由回答記述を用いれないことに不安がある可能性がある．２層が持つて，対応分析

＊4を実施する．解析には樋口（2014）「KHCorder」を用いた．図２に各層の単語の同時布置を示す．各層の布置状況をみると，それぞれが不安をどのように理解し共有して対話活動を進めるかが重要となると考えられる．
３層の特徴的な語として，「（鉄腕）アトム」，「ウ

離れて布置されていることから，各層が互いに異質ラン」「，電気」が布置された．原子力から「電気」を，であると解釈することができ，弁別性があることが「（鉄腕）アトム」の動力源，物理学的な視点から「ウ確認できる．

ラン」が想起されている，４層の特徴的な語として各層別に布置された抽出語を見ていくと，１層のは，「特になし」，「特にない」，「危ない」が布置さ特徴的な語として「エネルギー」
「
，廃棄物」
「
，制御」
，

れた．４層にとって原子力は，イメージしにくいも＊4 ロス表の行（本稿では回答者）と列（本稿では語の出現回数）を調整し，相関係数が最大になるように数量化する手法である．対応
ク
分析の結果から作成された２次元の散布図をもとに，出現パターンが似通った語や回答者のグループごとの特徴的な語を探索することができる．この散布図では，原点（0, 0）からみて，
「1」，
「2」，
「3」，
「4」のそれぞれの評価と同じ方向に付置されている語が，その評価に特徴的な語となる．語の対象条件は，自由回答から取り出した 50 語以上の出現，差異が顕著な分析語，上位 60 語以上を対象としている．自由回答から自動的に抽出した全ての語を解釈すると，本稿の問題とは関連がない語も含まれてしまうので，一部の語に着目して解釈を行なった．このような解釈が恣意的になりうる可能性があることから，どの部分に着目して解釈したかを明確に示すこととした．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-8

図２77

対応分析による各層と単語の同時布置のである．３層については本稿の「5. 調査結果」によれば，選択比率，平均評定値は中間ないし低めの7. ペ ルソナ（代表的人物像）の提案傾向があるものが多く（一部を除く），比較的４層提案するペルソナは，
本調査の結果や夛田（2019）に近いように見える．しかし，対応分析の結果からの調査から，分散している情報を筆者が親和性の観すると質問紙への回答の背景は明らかに４層と異な点で組み合わせた．

ると思われる．図２によれば，３層は比較的１層のこれらのペルソナは，実際にエネルギー問題に関近くに付置されており，１層に近い傾向が見受けらするコミュニケーション活動を行っている実務家のれる．このことから３層については，１層に近づけ方が使えるツールとして提案したい．このため，各た解釈が必要ではないかと考えられる．

層の特徴を１枚のシートにまとめて提示する．このため，本稿の「5. 調査結果」の内容と重複していることをお断りしたい．さらに，わかりやすさを優先させる観点から，平均評定値のデータは，選択肢の上位２項目ないし３項目をまとめた比率（%）で表示する．
作成した４つのペルソナを紹介する．各層の特徴を踏まえて，
下記の通り名付けを行った．１層は「社
会課題アンテナ層」，
２層は「暮らしの安心重視層」，
３層は「バランス重視のスマート層」，４層は「無関心・おまかせ層」である．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-8

78

7.1

１ 層の代表的人物像
１層

社会課題アンテナ層（10％）

【分類の目安】社会課題に対して詳しく，エネルギー利用にあたり
実践・行動していることが多い．省エネ，冷房温度を高めに設定，できるだけ公共交通機関を使う，エコド
ライブ等，３項目以上を実践している．

【推進すべき対策】
地球温暖化対策，エネルギー自給率の向上，災害時も含めた安定供給が上位となり半数を超える．再生可能エネルギーの技術開発が約半分．政府・企業の対話
もあがる．

【総括】
社会課題に対する関心が強く，問題意識を強く持つ，
各種エネルギーのベネフィットと課題を認識し，自分なりに考え，国際問題から身近な省エネまで幅広く関心があり実践もしている．中間層の 10％をしめる．

地球温暖化対策として CO2 削減
エネルギー自給率の向上
災害時のエネルギーの安定供給
再エネの技術開発
政府・企業はエネルギーの対話を丁寧にわからない【代表的人物像イメージ】（5.4 エネルギー問題で推進すべき対策 表９より）60 代，男性，既婚
職業：会社員
基本属性データ
会社員・公務員 48％（管理職比率 18％）
男性：55% 女性：45%
既婚：65% 未婚：35%（5.1 中間層４分類の分布 表７，Appendix A Table 5，Table 6 より）【物事の考え方】
多くの人が賛同することでも，疑問を持って自分で考えて判断する．このため，強い意見の人がいても，自分の意見を主張できる．新しいモノ・コト・情報を取り入れることに積極的で，下調べもぬかりがない．
現在の生活に対する満足度が高く，経済力を強くしなければ生活はよくならないと考える．自分たちより
将来世代に対する負担やリスクを優先して考える．

専門家（大学教授・研究者）
自治体
政府・官公庁
居住地域の電力会社
報道・メディア
（5.7 情報発信機関への信頼 表 14 より）

46%
35%
33%
31%
23%

【原子力発電についての考え方】
課題とベネフィット両面を認知し，問題意識が高い．
廃炉の処理に年数と費用がかかる，事故発生の影響，安全対策費用に懸念をもつ．

他【情報発信機関への信頼】「専門家」，「自治体」への信頼度が高く，「居住地域の電力会社」への信頼は他層に比べて高い .

（5.5 今後利用していくエネルギー 表 11 より）

ベネフィット（5.3 エネルギー問題を見聞きする媒体 表８より）【今後，継続して利用すべき発電方法】
太陽光・風力発電の継続意向が最も強く，原子力発電も６割近くが維持の方向で考えている．30 年後については，火力と原子力の継続意向が減少する．
10 年後
30 年後
水力
67%
83%
太陽光・風力
83%
83%
火力
67%
56%
原子力
55%
35%

課題

【見聞きする情報媒体】
様々な媒体から情報に触れている．新聞との接触が多いことが特徴．パソコンを通じた接触が約半数と
なる．
社会課題
エネルギー
テレビ
78%
75%
新聞
64%
61%
パソコン
55%
50%
インターネット
スマホ
30%
26%

73%
58%
51%
49%
36%
5%

廃炉の処理に年数と費用がかかる
事故発生の周辺環境への影響
安全対策に費用がかかる
新設コストが高い
電力の安定供給に必要産業の経済性に貢献
安価な電気代の実現
燃料コストが低い
温暖化対策として有効
原子力が長期停止しても大停電がない
大規模災害時の安定供給

79%
78%
76%
61%
57%
43%
39%
35%
35%
30%
17%

（5.5 今後利用していくエネルギー 表 12 より）【情報提供後の原子力発電の態度変化】
情報提供によって継続意向は高まる．共感が得られやすい内容としては，安定供給，推進を前提とした自然エネルギーの課題，気候変動への影響があげられる．
継続意向

前
55%

後
71%

（5.8 情報提供後の態度変容 表 15，表 16 より）

増減
16pt

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-8

7.2

79

２ 層の代表的人物像
２層暮らしの安心重視層（26％）

【分類の目安】社会課題に詳しくないが，エネルギーの利用にあた
り実践・行動していることは多い．省エネ，冷房温度を高めに設定，できるだけ公共交通機関を使う等，３項目以上の取組みをしている．
【総括】
自分の身の回りの問題に対しては敏感であり，基本的には慎重である．安全・安心への意識，リスク回避志向
が 強く，エネルギー問 題にはそれほど詳しくないが，安定 供 給についての認 識は強い．中間 層の26％をしめる．
【代表的人物像イメージ】

基本属性データ
主婦・パート 49%，会社員・公務員 34%
男性：31% 女性：69%
既婚：66% 未婚：34%（5.1 中間層４分類の分布 表７，Appendix A Table 5，Table 6 より）

74%
66%
61%
49%
36%
8%

（5.4 エネルギー問題で推進すべき対策 表９より）【情報発信機関への信頼】「専門家」，「自治体」への信頼が高い．
「居住地域の電力会社」への信頼は低い．
44%
39%
29%
24%
17%

【原子力発電についての考え方】
課題は認知されているが，ベネフィットはあまり認知されていない．事故発生時の周辺環境への影響，
廃炉・安全対策といった課題を７割が認知している．暮らしの安心重視層が持つ課題に関する心配や不安を理解し共有することが重要である．

他（5.3 エネルギー問題を見聞きする媒体 表８より）

30 年後
80%
87%
48%
31%

（5.5 今後利用していくエネルギー 表 11 より）

ベネフィット【見聞きする情報媒体】
テレビの接触が最も多く，新聞にも触れている．パ
ソコン・スマホを通じた接触もみられる．
社会課題
エネルギー
テレビ
75%
75%
新聞
46%
42%
パソコン
44%
40%
インターネット
スマホ
25%
22%

10 年後
75%
87%
48%
46%

水力
太陽光・風力火力
原子力

課題【物事の考え方】
他人にどう見られているかを気にしながら，多くの人々
が 賛 同 することでも，自分で考えて判 断 する．新しいコ
ト・モノ・情 報の導 入には，消 極 的な方だが，いざ 導 入するとなると，しっかりと調 べるタイプ．科 学 技 術の恩 恵があっても，リスクがあれば受け入れない傾向がある．身
近な健康や安全・安心を重視し，生活を重視するからこそ，日本経済を強くしなければ生活はよくならないと考える．

（5.7 情報発信機関への信頼 表 14 より）

地球温暖化対策として CO2 削減
エネルギー自給率の向上
災害時のエネルギーの安定供給
再エネの技術開発
政府・企業はエネルギーの対話を丁寧にわからない【今後，継続して利用すべき発電方法】
太陽光・風力の継続意向が最も高く，火力・原子力は低い．30 年後の原子力の継続意向は減少する．

30 代 女性 既婚
職業：主婦・パート

専門家（大学教授 ･ 研究者）
自治体
政府・官公庁
報道・メディア
居住地域の電力会社【推進すべき対策】
地球温暖化対策，災害時も含めた安定供給が上位となる．特に安定供給の対策は重視されている．

事故発生時の周辺環境への影響
廃炉の処理に年数と費用がかかる
安全対策に費用がかかる
新設コストが高い
電力の安定供給に必要安価な電気代の実現
産業の経済性に貢献
今後の技術開発により安全性が改善
温暖化対策として有効
原子力が長期停止しても大停電がない
大規模災害時の安定供給

75%
74%
72%
52%
55%
35%
34%
30%
26%
47%
22%

（5.5 今後利用していくエネルギー 表 12 より）【情報提供後の原子力発電の態度変化】
情報提供によって継続意向は高まる．共感が得られやすい項目として，推進を前提とした自然エネルギーの課題，次に，安定供給，地球温暖化対策があがる．
継続意向

前
46%

後
62%

（5.8 情報提供後の態度変容 表 15，表 16 より）

増減
16pt

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-880

7.3 ３ 層の代表的人物像
３層

バランス重視のスマート層（14%）

【分類の目安】社会課題に詳しいが，エネルギーの利用にあたり実践・行動しているのは省エネ，冷房温度を高めに設定する等ぐらいである．実践・行動する項目は少なく，２項目以下である．
【総括】
社会課題やエネルギー諸課題への認識があり，現実的・合理的な選択眼で物事を判断する．バランスよく
現在のエネルギー事情をとらえ，科学技術の恩恵を受けるにはリスクを受容する．中間層の 14％をしめる．
【代表的人物像イメージ】
40 代，男性 既婚
職業：会社員
基本属性データ
会社員・公務員 54%（管理職比率 20％）
男性：59% 女性：41%
既婚：56% 未婚：44%（5.1 中間層４分類の分布 表７，Appendix A Table 5，Table 6 より）インターネット

パソコン
スマホ

社会課題
59%
49%
33%
19%

エネルギー
55%
47%
31%
16%

（5.3 エネルギー問題を見聞きする媒体 表８より）【情報発信機関への信頼】
「自治体」
，
「専門家」
，
「政府・官公庁」，「居住地域の電力会社」が上位だが．抜きん出て高いものがない．
自治体
専門家（大学教授・研究者）
政府・官公庁
居住地域の電力会社
報道・メディア
（5.7 情報発信機関への信頼 表 14 より）

35%
32%
28%
27%
20%

【今後，継続して利用すべき発電方法】
再生可能エネルギーの継続意向が他層に比べて低めであり，当面は特定の電源に偏らないエネルギーミッ
クスを考える．
10 年後
66%
67%
54%
47%

水力
太陽光・風力
火力
原子力

30 年後
83%
75%
53%
34%

（5.5 今後利用していくエネルギー 表 11 より）【原子力発電についての考え方】
ベネフィットの認知は他層よりも高く，大規模災害時の安定供給は他層よりも高く評価している．課題認
知の値は１層，２層ほど高くない．

他

テレビ
新聞

56%
41%
35%
28%
22%
10%

（5.4 エネルギー問題で推進すべき対策 表９より）

ベネフィット【見聞きする情報媒体】
テレビ，新聞の間で差が少なく，テレビ偏重ではない．
新聞での情報接触が多い．

地球温暖化対策として CO2 削減
エネルギー自給率の向上
災害時のエネルギーの安定供給
再エネの技術開発
経済のために電気料金を低減
わからない

課題

【物事の考え方】
意見の強い人がいる場合に，自分の意見を強く主張することはないが，自分の考えや判断を持っている．
社会課題の解決策を自分なりに考える．科学技術の恩恵を受けるためには，ある程度のリスクは受け入れなければならないと考える傾向があり，日本の経済力を強くしなければ，国民生活はよくならないと考える方である．将来世代に対する負担やリスクを考慮しつつ，
自分たち世代の負担やリスクも考える．

【推進すべき対策】
地球温暖化対策，エネルギー自給率の向上，災害時のエネルギーの安定供給が上位となる．

廃炉の処理に年数と費用がかかる
安全対策に費用がかかる
事故発生の周辺環境への影響
新設コストが高い
電力の安定供給に必要安価な電気代の実現
産業の経済性に貢献
エネルギー効率が高い
燃料コストが低い
原子力が長期停止しても大停電がない
大規模災害時の安定供給

55%
55%
54%
45%
50%
40%
39%
38%
33%
39%
26%

（5.5 今後利用していくエネルギー 表 12 より）【情報提供後の原子力発電の態度変化】
継続意向が大きく増加し７割近くになる．共感が得られやすい内容は，安定供給に関連する内容と，地球温暖化対策である．
継続意向

前
47%

後
67%

（5.8 情報提供後の態度変容 表 15，表 16 より）

増減
20pt

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-8

7.4

81

４ 層の代表的人物像
４層

無関心・おまかせ層（51%）

【分類の目安】社会課題に詳しくなく，エネルギーの利用にあたり
実践・行動していることは少ない．３割が特に何もしていない．省エネ，
冷房温度を高めに設定するぐらいで，実践しているのは２項目以下である．

【推進すべき対策】
２割がわからないと考えており，対策をとるべきと半数以上が考える課題は，地球温暖化対策しかない．
エネルギー安定供給や再生可能エネルギーの導入に関する対策についての認知は低い．

【総括】
社会課題にそもそも関心がなく，自分が関わることではないと他人事である．エネルギーについて考える機会もなく，「わからない」ので態度は「どちらでもない」となる．中間層の 51% をしめる．

地球温暖化対策として CO2 削減
エネルギー自給率の向上
災害時のエネルギーの安定供給
再エネの技術開発
経済のために電気料金を低減
わからない【代表的人物像イメージ】（5.4 エネルギー問題で推進すべき対策 表９より）

20 代 女性 未婚
職業：主婦・パート・学生
基本属性データ
主婦・パート 39%，会社員・公務員 41%，
男性：40% 女性：60%
既婚：54% 未婚：46%（5.1 中間層４分類の分布 表７，Appendix A Table 5，Table 6 より）インターネット

パソコン
スマホ

社会課題
57%
33%
25%
13%

エネルギー
55%
31%
24%
12%

（5.3 エネルギー問題を見聞きする媒体 表８より）【情報発信機関への信頼】
上位の「専門家」,「自治体」でも２割しかなく , どの
情報発信機関も信頼度は低い．
専門家（大学教授・研究者）
自治体
政府・官公庁
居住地域の電力会社
報道・メディア
（5.7 情報発信機関への信頼 表 14 より）

23%
22%
18%
17%
12%

【原子力発電についての考え方】
課題，ベネフィットに対する認知は低く，いずれの項目も 50% を下回る．原子力発電についての興味・関
心は低い．

他

テレビ
新聞

（5.5 今後利用していくエネルギー 表 11 より）

ベネフィット【見聞きする情報媒体】
全体的に，各種情報媒体との接触が少ない．テレビが半数を超える程度で，パソコン・スマホを通じたイ
ンターネットでの接触も薄い．

【今後，継続して利用すべき発電方法】
再生可能エネルギー，原子力の継続意向は他層よりも低い．なお，継続意向表明の際に，２割の人が「わからない」としている．
10 年後
30 年後
水力
53%
61%
太陽光・風力
67%
75%
火力
54%
53%
原子力
28%
34%

課題

【物事の考え方】
意見の強い人がいると，自分の意見を言わない傾向が強い．社会課題の解決については，自分で考えて判断したいとはあまり思わず，新しいことの導入には慎重で，導入する際にはあまり調べることをせずに，直感的に判断して利用する傾向がある．ただし，多くの人が賛同することに，まったく疑問を持たないわけではない．日本の経済を強くしていかなければ生活は良くならないと考える傾向は弱く , 将来世代より自分達世代の負担やリスクを優先して考える．

53%
39%
32%
19%
18%
21%

事故発生の周辺環境への影響
廃炉の処理に年数と費用がかかる
安全対策に費用がかかる
新設コストが高い
電力の安定供給に必要安価な電気代の実現
産業の経済性に貢献
今後の技術開発により安全性が改善
温暖化対策として有効
原子力が長期停止しても大停電がない
大規模災害時の安定供給

49%
49%
47%
34%
44%
30%
26%
22%
20%
30%
17%

（5.5 今後利用していくエネルギー 表 12 より）【情報提供後の原子力発電の態度変化】
継続意向が他層と比較して低い．情報提供により半数近くまで増加するが，情報共有は難しい．共感の得られやすい
項目を強いてあげれば，エネルギー自給率の確保である．情報発信機関への信頼の低さを考慮し，より自然な形でエネル
ギー問題に関心が持たれるような対話づくりが必要である．
継続意向

前
28%

後
46%

（5.8 情報提供後の態度変容 表 15，表 16 より）

増減
18pt

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-8

82

8. 考
 察
本稿では中間層を，「社会課題の詳しさ」と「エネルギー利用にあたり実践・行動していること」についての２つの質問で４分類することにより，４つが重要であると考える．

9. 今
 後の課題本稿で用いた中間層の分類方法には，次のようなの層各層の考え方やエネルギー問題に対する受け止課題がある．

めの違いを検討し，その弁別性を確認した．この２

1. 実際のコミュニケーション活動を想定した場合，つの質問は，実際のコミュニケーションの場で，容エネルギー利用についての質問を行うにあたり，易に利用できる方法である．さらに各分類を代表す

実践・行動する項目についての選択肢をさらに絞る４つのペルソナの提案を行った．再度，４分類のり込むことが必要である．

比率を提示すると，１層の「社会課題アンテナ層」

2. 本稿では，２回の質問紙調査の結果をベースにペは 10%，２層の「暮らしの安心重視層」が 26%，3

ルソナの作成を行なった．コミュニケーション活層の「バランス重視のスマート層」が 14%，４層の動の場をより意識した定性調査データを活用す「無関心・おまかせ層」が 51% である．

るとともに，質問紙調査では現れないリアルな人

中間層の約半分を，４層の「無関心・おまかせ層」がしめている．したがって中間層を対象とする間の行動や理解をペルソナに反映させることが望ましい．

コミュニケーションでは，ターゲットをこの４層に3. 本 稿で提案を行ったペルソナは，集めた情報を設定し，内容の検討を行うことが求められる．４層

もとに箇条書きしたものから脱却しきれていなに受け入れられる形でなければ，全体での情報共有

い．さらに効果的なペルソナとするためには，中は難しい．また個別の対話活動の場では，１層から間層という抽象的な遠い存在ではなく，具体的な４層の相異により，対応の仕方が異なることを考え顔のわかる形でとらえやすくしたい．そのためにて実施する必要がある．

は，態度や受け止めがどのように形成されるかとペルソナを活用した検討例として，１層との対話活動でいえば，社会課題の解決策は自分なりに考えいったプロセスに着目し，ストーリー性を強化する課題がある．

て判断したいという１層の特徴を踏まえる必要があ

4. 情報提供後に態度変容の測定を行なったが，これる．ベネフィットならびに課題の両面提示を的確には文章テキストによる情報伝達であった．実際の行い，より双方向性を重視し共考する機会をつくる

コミュニケーション活動を想定すると，情報発信ような対話活動が重要であると考えられる．

者の存在，冊子や動画の利用，デジタルコンテン

２層であれば，安全・安心への意識，リスク回避

ツの活用等と多岐にわたる非言語的情報のやり志向が強いことから，生活に身近な情報と紐づけた取りが行われている．今後は，こういった非言語

形での説明や，リスク・不安感の共有に配慮した対的情報にも着目したコミュニケーション研究が話活動が求められる．

必要である．

３層は１層に準ずる部分が多いが，現実的・合理以上の課題をふまえ，本稿で提案したペルソナを的な選択眼で物事を判断する観点から，根拠として洗練するとともに，実際のコミュニケーション活動の数字をわかりやすい形で活用した情報提供が有効の中でコミュニケーションの起点として活用するこではないかと思われる．

とにより，ペルソナを通じて中間層を視覚的にとら４層については，「社会課題の解決策は，自分で考えて判断したい」という傾向が弱く，各種エネル
ギーに関する認知状況についての質問では「わからない」が散見された．とりわけ，４層の興味・関心を喚起するコミュニケーションツールの充実が必要

え，感情移入を行い，どのようなコミュニケーショ
ンが望ましいかを考えることが求められる．

謝 辞ではないかと思われる．また，情報発信機関への信本研究の実施にあたって，大阪学院大学 情報学

頼度の評価において，多くの機関が信頼できない側部 田中豊教授にご助言をいただきました．ここにに位置付けられている．透明性に欠けるような情報深く感謝申し上げます．

提供や，一方的な情報提供がないよう配慮すること

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-8

引
 用文献
足立浩平（2008）．多変量データ解析法－ 心理・教育・社会系のための入門，ナカニシヤ出版．
Okamura Keisuke（2015）．Dynamic developmentof public attitude towers science policymaking, Public Understanding Science 1-15.
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（2006）広報パンフレットの効果測定に関する研究 ─パンフレットの構成要素が態度に及ぼす効果─ 広告科学，第 47 集，17-31.
桑垣玲子（2005）．科学技術に対する人々の価値意
識とリスクコミュニケーション─「中間群」の出現とアプローチの可能性，電力中央研究
所報告 O18001.
Pruitt, J. S., Adlin, T.（2006）．Perosona Lifecycle:
Elsevier Inc.（ジョン S. プルーイット，タマラ・アドリン，秋本芳伸・岡田泰子・ラリス
資子（訳）（2007）．ペルソナ戦略─マーケティ
ング，製品開発，デザインを顧客志向にする
ダイヤモンド社）２．
高井紳二（2007）．刊行に寄せて① 企業戦略の基
本は市場適応，顧客・ユーザー適応である
Pruitt, J. S., Adlin, T.（2006）．Perosona
Lifecycle: Elsevier Inc.（ジョン S. プルーイッ
ト，タマラ・アドリン，秋本芳伸・岡田泰子・ラリス資子（訳）（2007）．ペルソナ戦略─マー
ケティング，製品開発，デザインを顧客志向にする ダイヤモンド社）ⅱ - ⅴ．
夛田幹宏（2019）．原子力発電に関する情報提供における際の留意点，INSS JOURNAL Vol. 26,
32-49.
永井廉子・林知己夫（1999）原子力発電に対する公衆の態度 ─態度強度測定を中心にして─，INSS JOURNAL Vol. 6, 24-54.
林知己夫，
守川伸一（1994）．国民性とコミュニケー
ション（原子力発電に対する態度構造と発電側の対応のあり方），INSS JOURNAL Vol. １,
93-158.
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．

83

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-884

A ppendix A
Table1  1 回目調査の回答者内訳（回答者数）
滋賀県

京都府

大阪府

兵庫県

奈良県

和歌山県

合計

男滋賀県
女

男京都府
女

男大阪府
女

男兵庫県
女

男奈良県
女

男
女
和歌山県

20代

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女

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男

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女

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男

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女

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男

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女

男

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合計
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30代
20代

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40代
30代

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50代
40代

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60•70代
50代

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滋賀県
京都府
大阪府
兵庫県

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奈良県
和歌山県
合計
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合計
男 女
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男女
男女 
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合計
小計
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男
女
男
女
男
女
男
女
男
女
男
女
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20代
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合計20代  
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30代
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30代
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滋賀県
京都府
大阪府
兵庫県
奈良県
和歌山県
40代
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合計
40代
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男
女
男
女
男
女
男
女
男
女
男
女
50代
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60•70代
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40代
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50代
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小計
60•70代

Table2  2 回目調査の回答者内訳（回答者数）

60•70代
小計
合計
20代

1層










合計





 男
女



女


 1層

1層


 2層

2層


 3層

3層

40代
50代


男

男

 


男

男

 


男

男

 



女

女

 







30代
40代

小計
40代
合計
40代
合計
50代
50代









女

女

 






20代
30代

50代
20代
60•70代
20代
60•70代
30代
小計
30代








4層




男



3層

1層 
2層 
4層 
男
女 男
女 
男 3層
女女 男男 
 女



2層





男 
 女



合計







 4層

4層




女

男
女
女
男
女




    
 


私たちの身の回りには常に放射線（１人あたり年間自然放射線量 2.1 ミリシー
ベルト）があり身近なものである．体への影響は放射線の受けた量によって決まる．100 ミリシーベルト未満の放射線を受けた場合の影響については，が（コ）
んのリスクの明らかな増加を証明することは難しいというのが国際的な認識である．原子力発電所からの放射線の放出実績（年間）は0.001 ミリシーベル
ココ 私たちの身の回りには常に放射線（
私たちの身の回りには常に放射線（ 人あたり年間自然放射線量
人あたり年間自然放射線量  ミリシ
ミリシ
トで，自然放射線量の1/2400 未満である．
ーベルト）があり身近なものである．体への影響は放射線の受けた量によっーベルト）があり身近なものである．体への影響は放射線の受けた量によって決まる．
ミリシーベルト未満の放射線を受けた場合の影響についてて決まる． ミリシーベルト未満の放射線を受けた場合の影響について
原子力発電の運転によって発生する高レベルの核のゴミは，放射性物質を長は，がんのリスクの明らかな増加を証明することは難しいというのが国際的は，がんのリスクの明らかな増加を証明することは難しいというのが国際的期間安定して閉じ込める能力に優れ，地下水に溶けにくいガラスに混ぜ込ん（サ） な認識である．原子力発電所からの放射線の放出実績（年間）は

な認識である．原子力発電所からの放射線の放出実績（年間）は ミリ
ミリ
だ固体にし，金属製の容器に入れて，地下深く（300m
より深い）の安定したシーベルトで，自然放射線量のシーベルトで，自然放射線量の 
 未満である．
未満である．
岩盤に閉じ込め人間の生活環境から隔離できる地層処分を計画している．
中間層
1層
2層
3層
4層
サ
原子力発電の運転によって発生する高レベルの核のゴミは，放射性物質を
サ 原子力発電の運転によって発生する高レベルの核のゴミは，放射性物質を
n＝15,158
Q 
Q 
Q 
Q 
長期間安定して閉じ込める能力に優れ，地下水に溶けにくいガラスに混ぜ込
中間層
1層
2層
3層
4層
地層処分は国際的にも認められた考え方で，各国で取り組みが進められてい長期間安定して閉じ込める能力に優れ，地下水に溶けにくいガラスに混ぜ込
電気・ガスをできるだけ使わない省エネ
n＝15,158
Q 
Q 
Q 
Q 
んだ固体にし，金属製の容器に入れて，地下深く（ｍより深い）の安定（シ）る．日本では既にある高レベルの核のゴミを，将来世代に負担として先送りんだ固体にし，金属製の容器に入れて，地下深く（ｍより深い）の安定





を意識
した岩盤に閉じ込め人間の生活環境から隔離できる地層処分を計画していしないよう取り組む必要がある．
電気・ガスをできるだけ使わない省エネ
した岩盤に閉じ込め人間の生活環境から隔離できる地層処分を計画してい   
る．
を意識
る．
冷房設定温度を28度と高めに設定   シ
地層処分は国際的にも認められた考え方で，各国で取り組みが進められていシ 地層処分は国際的にも認められた考え方で，各国で取り組みが進められてい冷房設定温度を28度と高めに設定   毎月の電気・ガス料金の使いすぎに注意る．日本では既にある高レベルの核のゴミを，将来世代に負担として先送りる．日本では既にある高レベルの核のゴミを，将来世代に負担として先送り   している しないよう取り組む必要がある．
毎月の電気・ガス料金の使いすぎに注意しないよう取り組む必要がある．
   している
公共交通機関を使い自動車を使わない

エコドライブを心がける
安い電気・ガス料金の会社を調べて変更





合計
合計




 







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


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



                



 
   









1層
 
2層
 
3層 
4層 

合計








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



男
女
男
女
男
女
男
女










60•70代
20代
60•70代













  

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












    
 




Table3  電力会社のエネルギーに関する情報提供
合計




40代








合計



 
小計
30代
小計

50代









日本のエネルギー自給率は 2017 年度９％と非常に低く，エネルギー資源のほ（ア）60•70代
とんどを政情が不安定な中東地域から輸入している．原子力発電を利用する









ことで，エネルギー自給率を高めることができる．
小計









原子力発電を利用することで，輸入している石油，天然ガスなど限りあるエ
合計




（イ）ネルギー資源（2017
年末の確認埋蔵量は，石油50 年，天然ガス 53 年）を節約
ア
ア 日本のエネルギー自給率は日本のエネルギー自給率は 年度
年度 ％と非常に低く，エネルギー資源の％と非常に低く，エネルギー資源のすることができる．
ほとんどを政情が不安定な中東地域から輸入している．原子力発電を利用
ほとんどを政情が不安定な中東地域から輸入している．原子力発電を利用することで，エネルギー自給率を高めることができる．
することで，エネルギー自給率を高めることができる．
原子力発電の長期停止によって，火力の発電量が増加し
CO2 排出量が増加し
イ
イ 原子力発電を利用することで，輸入している石油，天然ガスなど限りあるエ
原子力発電を利用することで，輸入している石油，天然ガスなど限りあるエ
た（2010
年度 4.6 億トン→2017 年度 4.9 億トン）．今後，世界でCO2 の排出をネルギー資源（
年末の確認埋蔵量は，石油年，天然ガス（ウ）
ネルギー資源（
年末の確認埋蔵量は，石油年，天然ガス 年）を年）を抑制できなければ，地球温暖化が進み，集中豪雨や巨大台風，海面上昇といっ節約することができる．
節約することができる．
た，身近な生活に大災害をもたらす気候変動を引き起こす可能性がある．
ウ
原子力発電の長期停止によって，火力の発電量が増加し&2
排出量が増加ウ 原子力発電の長期停止によって，火力の発電量が増加し &2 排出量が増加した（
．今後，世界でした（ 年度
年度 
 億トン→2017
億トン→2017 年度
年度 
 億トン）
億トン）．今後，世界で &2
&2 のの
東日本大震災以降，原子力発電の長期停止により，２度の電気料金の値上げ
排出を抑制できなければ，地球温暖化が進み，集中豪雨や巨大台風，海面上が行われた．火力発電等の追加燃料費の増加により，2016
年度，国民１人あ排出を抑制できなければ，地球温暖化が進み，集中豪雨や巨大台風，海面上（エ）
昇といった，身近な生活に大災害をもたらす気候変動を引き起こす可能性がたり年間約１万円（総額約1.3 兆円）の負担増となった．電気料金水準を将来昇といった，身近な生活に大災害をもたらす気候変動を引き起こす可能性がある．
にわたり安価に維持するには，原子力発電が一定の役割を果たすと考える．
ある．
エ
東日本大震災以降，原子力発電の長期停止により，
エ 東日本大震災以降，原子力発電の長期停止により， 度の電気料金の値上げ
度の電気料金の値上げが行われた．火力発電等の追加燃料費の増加により，
再生可能エネルギーは環境にやさしいがコストが高い．再生可能エネルギーが行われた．火力発電等の追加燃料費の増加により， 年度，国民１人
年度，国民１人の普及・促進のために支払っている金額は，2019年度，国民１人あたり年間
あたり年間約
万円（総額約兆円）の負担増となった．電気料金水準をあたり年間約  万円（総額約  兆円）の負担増となった．電気料金水準を（オ）
約２万９千円を負担（合計額約3.6 兆円）し，2012 年度から約９倍増，消費税
将来にわたり安価に維持するには，原子力発電が一定の役割を果たすと考え将来にわたり安価に維持するには，原子力発電が一定の役割を果たすと考え
１〜２％分に相当するお金を支払っている．
る．
る．
オ
再生可能エネルギーは環境にやさしいがコストが高い．再生可能エネルギー
オ 再生可能エネルギーは環境にやさしいがコストが高い．再生可能エネルギー
太陽光や風力発電は，天候や時間帯によって発電量が変動し発電できないとの普及・促進のために支払っている金額は，
年度，国民の普及・促進のために支払っている金額は，
年度，国民  人あたり年人あたり年きがある．24
時間 365 日，災害時も含めて電力を届けることは難しい．再生
間約間約  万万  千円を負担（合計額約千円を負担（合計額約  兆円）し，
兆円）し， 年度から約
年度から約  倍増，倍増，
（カ）可能エネルギーの導入拡大に積極的に取り組んでいるが，現時点で，革新的
消費税１～％分に相当するお金を支払っている．
消費税１～％分に相当するお金を支払っている．
な技術開発が無ければ，再生可能エネルギーで全ての電力をまかなうことはカ
太陽光や風力発電は，天候や時間帯によって発電量が変動し発電できないと難しい．
カ 太陽光や風力発電は，天候や時間帯によって発電量が変動し発電できないときがある．
きがある． 時間
時間 
 日，災害時も含めて電力を届けることは難しい．再日，災害時も含めて電力を届けることは難しい．再2013生可能エネルギーの導入拡大に積極的に取り組んでいるが，現時点で，革新
年７月，原子力発電所を規制する新しい基準ができた．この基準は，日
生可能エネルギーの導入拡大に積極的に取り組んでいるが，現時点で，革新的な技術開発が無ければ，再生可能エネルギーで全ての電力をまかなうこと
本の地震・津波のほか火山・竜巻等の自然災害，重大事故，テロ対策も考慮的な技術開発が無ければ，再生可能エネルギーで全ての電力をまかなうことは難しい．
した対策を求めており，この基準に適合しなければ運転はできない．また．
は難しい．
（キ）
既存の発電所も最新の安全対策が義務づけられる．電力会社は，この基準にキキ 
 年７月，原子力発電所を規制する新しい基準ができた．この基準は，年７月，原子力発電所を規制する新しい基準ができた．この基準は，適合させるだけでなく，規制の枠組みにとらわれることなく，自主的な取り
日本の地震・津波のほか火山・竜巻等の自然災害，重大事故，テロ対策も考
日本の地震・津波のほか火山・竜巻等の自然災害，重大事故，テロ対策も考組みを進めて，安全性・信頼性の最大化に努めている．
慮した対策を求めており，この基準に適合しなければ運転はできない．ま慮した対策を求めており，この基準に適合しなければ運転はできない．また．既存の発電所も最新の安全対策が義務づけられる．電力会社は，この基た．既存の発電所も最新の安全対策が義務づけられる．電力会社は，この基稼働中の原子力発電所では，重大事故が発生した場合に備えて，休日・夜間
準に適合させるだけでなく，規制の枠組みにとらわれることなく，自主的な準に適合させるだけでなく，規制の枠組みにとらわれることなく，自主的なであっても，合計約700 名以上が事故収束に注力できる体制を整えている．
取り組みを進めて，安全性・信頼性の最大化に努めている．
取り組みを進めて，安全性・信頼性の最大化に努めている．（ク）また，所員の事故時対応能力の向上を目的として，緊急時対策訓練（年間延ク
稼働中の原子力発電所では，重大事故が発生した場合に備えて，休日・夜間
ク 稼働中の原子力発電所では，重大事故が発生した場合に備えて，休日・夜間
べ約2,800 人への教育，年約 2,900 回）を繰り返し行い重大事故対応能力の向であっても，合計約上等に取り組んでいる．
であっても，合計約  名以上が事故収束に注力できる体制を整えている．
名以上が事故収束に注力できる体制を整えている．
また，所員の事故時対応能力の向上を目的として，緊急時対策訓練（年間延また，所員の事故時対応能力の向上を目的として，緊急時対策訓練（年間延べ約
人への教育，年約
原子力発電所を長期間，安全に運転するために，日々の点検修理や定期検査
べ約  人への教育，年約 
 回）を繰り返し行い重大事故対応能力の回）を繰り返し行い重大事故対応能力の向上等に取り組んでいる．
（約１年毎）に加え，大型機器の取替えを積極的に実施している．安全上重要向上等に取り組んでいる．
ケ
原子力発電所を長期間，安全に運転するために，日々の点検修理や定期検査
な設備については，劣化状況の評価や特別な点検などを実施して安全性を確（ケ） ケ 原子力発電所を長期間，安全に運転するために，日々の点検修理や定期検査認している．40
年を超える原子力発電所は，国の制度に基づき，長期間の運（約（約  年毎）に加え，大型機器の取替えを積極的に実施している．安全上重年毎）に加え，大型機器の取替えを積極的に実施している．安全上重転に問題がないことが認められた場合，最大60 年運転することができる．米
要な設備については，劣化状況の評価や特別な点検などを実施して安全性を要な設備については，劣化状況の評価や特別な点検などを実施して安全性を国では，すでに
60 年運転の認可を受けたプラントが 86 基ある．
確認している．
確認している． 年を超える原子力発電所は，国の制度に基づき，長期間年を超える原子力発電所は，国の制度に基づき，長期間の運転に問題がないことが認められた場合，最大の運転に問題がないことが認められた場合，最大  年運転することができ年運転することができる．米国では，すでにる．米国では，すでに  年運転の認可を受けたプラントが年運転の認可を受けたプラントが  基ある．
基ある．











Table4 エネルギー利用にあたり実践・行動している（%）





 




公共交通機関を使い自動車を使わない
エコドライブを心がける 



中間層1層2層3層  4層

n＝15,158
Q 
Q 2層


Q 
中間層
安い電気・ガス料金の会社を調べて変更
Q 3層
中間層1層
1層
3層  4層4層電力消費のピーク時間は電気を使わないQ 2層
n＝15,158
Q 
Q Q 
電気・ガスをできるだけ使わない省エネ
n＝15,158
Q 
Q 
Q 
Q 





電力消費のピーク時間は電気を使わない





を意識
電気・ガスをできるだけ使わない省エネ
高くても環境に良い商品があれば選ぶ
電気・ガスをできるだけ使わない省エネ      を意識
を意識
高くても環境に良い商品があれば選ぶ
冷房設定温度を28度と高めに設定
 



電気自動車やハイブリッド車を選ぶ

冷房設定温度を28度と高めに設定   冷房設定温度を28度と高めに設定
毎月の電気・ガス料金の使いすぎに注意    電気自動車やハイブリッド車を選ぶ




自宅で太陽光発電を導入 

している
毎月の電気・ガス料金の使いすぎに注意
毎月の電気・ガス料金の使いすぎに注意 

 
自宅で太陽光発電を導入
している

している
環境イベントに参加    
公共交通機関を使い自動車を使わない 




 
  
 

エコドライブを心がける





自宅で蓄電池を利用





エコドライブを心がける  
その他
安い電気・ガス料金の会社を調べて変更 
 

安い電気・ガス料金の会社を調べて変更
その他
 

 
安い電気・ガス料金の会社を調べて変更

特に何もしていない
電力消費のピーク時間は電気を使わない 


電力消費のピーク時間は電気を使わない





特に何もしていない





電力消費のピーク時間は電気を使わない





選択数の平均値
3.9個
1.2個1.0個
高くても環境に良い商品があれば選ぶ 2.1個 4.2個

高くても環境に良い商品があれば選ぶ





選択数の平均値
2.1個
4.2個
3.9個
1.2個
1.0個
高くても環境に良い商品があれば選ぶ
1個  1個 
選択数の中央値
2個 
電気自動車やハイブリッド車を選ぶ 4個3個
電気自動車やハイブリッド車を選ぶ
選択数の中央値
2個 
4個
3個
1個 
1個 
電気自動車やハイブリッド車を選ぶ





自宅で太陽光発電を導入 

自宅で太陽光発電を導入





自宅で太陽光発電を導入





環境イベントに参加





環境イベントに参加





環境イベントに参加





自宅で蓄電池を利用





自宅で蓄電池を利用





自宅で蓄電池を利用





その他





その他





その他
層 



特に何もしていない
中間層 
層 層 層 特に何もしていないQ＝ Q  
Q  
Q 
Q 
特に何もしていない





中間層 2.1個
層 4.2個
層 3.9個
層 1.2個
層1.0個
選択数の平均値
公共交通機関を使い自動車を使わない
環境イベントに参加
公共交通機関を使い自動車を使わない
自宅で蓄電池を利用
エコドライブを心がける

会社員・公務員 管理職
 Q 
 Q 
 Q 
 Q 

Q＝
選択数の平均値
2.1個
選択数の平均値
2.1個 4.2個
4.2個 3.9個
3.9個 1.2個
1.2個 1.0個
1.0個
選択数の中央値
会社員・公務員
管理職除く

1個
会社員・公務員 管理職
 2個  4個 3個 1個 
商工自営他就業
 2個  4個 3個 1個 
選択数の中央値
1個
会社員・公務員
管理職除く

選択数の中央値
2個
4個
3個
1個
1個
パート・アルバイト





商工自営他就業





専業主夫・専業主婦（就業せず





パート・アルバイト





学生（就業せず





専業主夫・専業主婦（就業せず





その他就業せず





学生（就業せず





【再掲】
その他就業せず





フルタイム会社員・公務員





【再掲】
中間層
1層
2層
3層
4層
専業主夫・主婦＋パート・アルバイト





中間層
1層
2層
3層
4層
フルタイム会社員・公務員


n＝15,158
Q  Q  Q  Q 
n＝15,158
Q 
Q 層

Q 層

Q 層

中間層
層 
専業主夫・主婦＋パート・アルバイト




会 社 員 ・ 公 務 員 (管 理 職 )



Q＝
Q 

会 社 員 ・ 公 務 員 (管 理 職 ) Q 
 Q  Q 

会 社 員 ・ 公 務 員 (管 理 職 除 く )





会
社 員 ・ 公 務 員 (管理職除く)
会社員・公務員
管理職










商
工
自
営
他
就
業





会社員・公務員





商
工 自 営 他 就 業管理職除く





パ
ー
ト
・
ア
ル
バ
イ
ト





商工自営他就業





パ
ート・アルバイト





専
業 主 夫 ・ 専 業 主 婦 （ 就 業 せ ず ) 中間層 
パート・アルバイト
層 層 層 層 
専業主夫・専業主婦（就業せず)





Q＝
Q

Q

Q

Q

専業主夫・専業主婦（就業せず層 層 学生（就業せず)
中間層 学生（就業せず)
層 
層 
学生（就業せず





既婚そ


 の他就業せず
Q＝
Q 
Q 
Q 
Q 
その他就業せず





その他就業せず





未婚





既婚【再掲】





【再掲】
【再掲】
ルタイム会社員・公務員
未婚フ










フ
ル
タ
イ
ム
会
社
員
・
公
務
員
フルタイム会社員・公務員










専
業主夫・主婦＋パート・アルバイト
専業主夫・主婦＋パート・アルバイト





専業主夫・主婦＋パート・アルバイト











Table5 中間層４分類別の職業比率（%）

Table6  中間層４分類別の婚姻状況（%）
中間層
中間層
中間層

n＝15,158
Q＝
n＝15,158

既婚
既婚
既婚
未婚
未婚
未婚








層
1層
1層

層
2層
2層

層
3層
3層

層
4層
4層

QQ 
Q 

QQ Q 

QQ 
Q 

Q 
Q 





























INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-885

A ppendix B
質問文と単純集計値（％）本論文と関係ある部分を掲載
$SSHQGL[%> 回目調査@（Q ）
質問文と単純集計値（％）本論文と関係ある部分を掲載
問．あなたの就業状況について教えてください．  つ 

問．
「産業廃棄物処理施設」が，あなたが居住する近くに建設されるという計画が持ち上がった際，どのようなことがあれば受け入れられると思いますか．（いくつでも問．
「産業廃棄物処理施設」が，あなたが居住する近くに建設される1.という計画が持ち上がった際，どのようなことがあれば受け入れらこの場所に建設が必要であるという 事実がわかること…………………………………
34.1
2.れると思いますか．
ほかに建設する場所がないという事実がわかること………………………………………
21.5（いくつでも> 回目調査@（Q ）

3. 充分な補助金，交付金の支払いがあること………………………………………………………………………………
29.834.1
この場所に建設が必要であるという 事実がわかること…………………………………
4. 運営事業者が，過去に同様の施設で問題を起こしていないこと…………………………………………………………
31.221.5
2.
ほかに建設する場所がないという事実がわかること………………………………………
問．あなたの就業状況について教えてください．  つ 
5. 将来，問題が起きないと納得できる説明があること………………………………………………………………………
管理職（事務系）……………………………………
農林漁業…………………………………… 0.2
3.7
45.529.83.
充分な補助金，交付金の支払いがあること…………………………………………………………………………
会社経営（経営者・役員）……………………………………
小学校・幼稚園教職員（管理職）……………………………………
2.2
0.1
管理職（労務・技能系）……………………………………
商工サービス（店舗，製造など）……………………………………
1.0
2.8
6. 運営事業者からの住民説明会が十分に実施されていること……………………………………………………………
32.631.2
4. 運営事業者が，過去に同様の施設で問題を起こしていないこと……………………………………………………
管理職（専門・技術系）……………………………………
小学校・幼稚園教職員……………………………………
2.9
0.5
専門・技術職……………………………………
専門職（士業，医師など）……………………………………
9.5
1.2
7. 運営事業者から十分な情報公開がされていること，また担保されていること……………………………………………
33.645.5
5. 将来，問題が起きないと納得できる説明があること…………………………………………………………………
管理職（事務系）……………………………………
農林漁業…………………………………… 0.2
3.7
事務職…………………………………… 11.1
自由業他…………………………………… 2.7
8. 地域住民が賛成多数であること………………………………………………………………………………
22.432.6
管理職（労務・技能系）……………………………………
商工サービス（店舗，製造など）……………………………………
1.0
2.8
6. 運営事業者からの住民説明会が十分に実施されていること………………………………………………………
労務・技能職……………………………………
主婦（パート・アルバイト）……………………………………
6.9
9.5
9. 地域住民が参加した話し合いの場が十分に設定されていること………………………………………………………
28.033.6
専門・技術職……………………………………
専門職（士業，医師など）……………………………………
9.5
1.2
7. 運営事業者から十分な情報公開がされていること，また担保されていること………………………………………
管理職（専門・技能系）……………………………………
他（パート・アルバイト）……………………………………
0.3
8.8
事務職…………………………………… 11.1
自由業他…………………………………… 2.7
10. 問題が起きた際の保証が十分にあること………………………………………………………………………………
42.922.4
管理職（事務系・一般職）……………………………………
大学院生（理系）……………………………………
8. 地域住民が賛成多数であること………………………………………………………………………………
0.6
0.2
労務・技能職……………………………………
主婦（パート・アルバイト）……………………………………
6.9
9.5
11. 現在の生活が脅かされることがないこと………………………………………………………………………………
46.528.0
専門・技術職……………………………………
大学院生（文系）……………………………………
1.4
0.1
9. 地域住民が参加した話し合いの場が十分に設定されていること……………………………………………………
管理職（専門・技能系）……………………………………
他（パート・アルバイト）……………………………………
0.3
8.8
12. 住民の健康に影響がなく 安全であることがわかること……………………………………………………………………
事務系・一般職……………………………………
大学生（理系・医・歯・保健系）……………………………………
50.442.9
1.6
0.9
10. 問題が起きた際の保証が十分にあること……………………………………………………………………………
管理職（事務系・一般職）……………………………………
大学院生（理系）……………………………………
0.6
0.2
大学教職員（管理職）……………………………………
大学生（文系）……………………………………
0.1
2.0
13. その他………………………………………………………………………………………
0.546.5
11.
現在の生活が脅かされることがないこと………………………………………………………………………………
専門・技術職……………………………………
大学院生（文系）……………………………………
1.4
0.1
大学教職員……………………………………
短大生・専門学校生・高校生等……………………………………
0.3
0.5
14. どのよう なことがあっても 受け入れられない………………………………………………………………………………
7.250.4
12. 住民の健康に影響がなく 安全であることがわかること………………………………………………………………
事務系・一般職……………………………………
大学生（理系・医・歯・保健系）……………………………………
1.6
0.9
高校・中学校教職員（管理職）……………………………………
専業主夫・専業主婦（就業せず) ……………………………………
0.1
17.7
15. わからない………………………………………………………………………………………
10.9 0.5
大学教職員（管理職）……………………………………
大学生（文系）……………………………………
0.1
2.0
13.
その他………………………………………………………………………………………
高校・中学校教職員……………………………………
その他（就業せず) ……………………………………
0.6
10.5
会社経営（経営者・役員）……………………………………
小学校・幼稚園教職員（管理職）……………………………………
2.2
0.1
1.
管理職（専門・技術系）……………………………………
小学校・幼稚園教職員……………………………………
2.9
0.5





大学教職員……………………………………
0.3

短大生・専門学校生・高校生等……………………………………
0.5
14. どのよう なことがあっても 受け入れられない…………………………………………………………………………
7.2
問．現在同居している方を教えてください．
（いくつでも  ……………………………………
高校・中学校教職員（管理職）……………………………………
専業主夫・専業主婦（就業せず)
0.1
17.7



問．エネルギーの利用に関して，実際に行っていることや意識して
15. わからない………………………………………………………………………………………
10.9 

高校・中学校教職員……………………………………
その他（就業せず) ……………………………………
0.6
10.5
いることはありますか．（いくつでも）
単身（同居している人はいない）……………………………………
親………………………………………………
16.8
24.6

問．現在同居している方を教えてください．
（いくつでも  1.5
配偶者・パートナー……………………………………
祖父母………………………………………………
58.3

未就学の子供……………………………………
孫………………………………………………
11.3
0.7
単身（同居している人はいない）……………………………………
親………………………………………………
16.8
24.6
小学生の子供……………………………………
兄弟・姉妹……………………………………8.6
9.3
配偶者・パートナー……………………………………
祖父母………………………………………………
58.3
1.5
中学生以上～未成年の子供……………………………………
その他………………………………………………
10.4
0.5
未就学の子供……………………………………
孫………………………………………………
11.3
0.7
成年以上の子供……………………………………
14.0
小学生の子供……………………………………
兄弟・姉妹……………………………………8.6
9.3
中学生以上～未成年の子供……………………………………
その他………………………………………………
10.4
0.5

問．以下の項目について近いものを選んでください．（それぞれ１つ）
成年以上の子供……………………………………
14.0

A

Ａにとて

Ａにま あ どちらとも Ｂにま あ Ｂにとて

も 近い

近い

言えない 近い

3.1

(イ)

Ａにとて

A 見られているかは
他人にどう

も 近い

7.2

気にならない方だ(エ)

意見の強い人がいても ，自分
他人にどう 見られているかはの意見は主張する方だ

(イ)

5.2

気にならない方だ

最初にこう だと思っ たことや決意見の強い人がいても ，自分 3.6
めたことは変えない方だ(ウ)の意見は主張する方だ

たいていの人に対して用心す(オ)
12.7
最初にこう だと思っ たことや決るに越したことはないと思う

(エ)

28.6

30.0

21.1

35.5

12.5

26.2

28.6

B

10.0 になる方だ

30.0

12. 10.
自分の自宅で，蓄電池を利用している……………………………………………
2.1 2.1
植林活動やリサイクル等の環境イベントに参加している……………………………………

その場の状況に合わせて，意見

21.0
46.4
24.9
4.2 や行動を意見の強い人がいると，自分の
変える方だ
5.2
22.4
41.4
23.6
7.3 意見は言わない方だ

13. 11.
その他……………………………………………………………………………………
0.3 8.9
エコドライブを心がけている…………………………………………………………
14. 12.
特に何もしていない…………………………………………………………………………
19.3 2.1
自分の自宅で，蓄電池を利用している……………………………………………

たいていの人は信頼できると思1.5 う その場の状況に合わせて，意見

4.2

13. その他

科学技術の恩恵があ っ たとして

(ケ)りに考えて判断したいと思う
め，あ る程度のリスクは受け入
(キ)

6.5

れなければならないと思う
新しいコト・モノ・情報を 採り入
社会課題の解決策は，自分な 5.3
れるのに積極的な方だ(ク)りに考えて判断したいと思う
新しいモノやサービスを 利用

利用を 減
問．今後（ 年後程度）に向けて，日本はどのようなエネルギーを
利用を 増
らす方が
利活用していくべきだと思いますか．
やす方が （それぞれ  つずつ）

も 賛同する方だ
社会課題の解決策は，他の人
科学技術の恩恵があ っ たとして

積極的に

29.9
45.9
14.1
3.5 に判断を ゆだねたいと思う
3.7
22.6
48.7
20.4
4.6 も ，リスクがあ れば受け入れられないと思う
新しいコト・モノ・情報を 採り入れ

新しいモノやサービスでも 下調(ア)

しっ かり 採り入14.5
ま りせず，直感的に判断(コ) する前には下調べを
39.5
33.4
10.8
1.9 べはあ新しいコト・モノ・情報を新しいコト・モノ・情報を
採り入れ
(ケ)
5.3
24.9
45.1
19.8
4.8
する方だ
して利用する方だ(サ)(イ)

るのに消極的な方だ

して利用する方だ
新しく 得た知識や見聞でも あ

口コミ情報は信用せずに，自(シ) 的に誰かに話したい・発信した
4.9
23.0
41.9
21.5
8.7 ま り誰かに話さない（発信しな
口コミ情報によっ て判断する方
(サ)
8.3
28.4
41.0
19.3
3.0
い方だ分が見たことや事実で判断を
い）方だ
だ

する方だ

(ス) 現在の生活に満足している

6.3

ならな
(セ) ば，国民の生活は良く
い方だ

13.6

新しく 得た知識や見聞は積極
日本の経済力を強く しなけれ的に誰かに話したい・発信した
(シ)

(ソ)

いと思う
(ス) 現在の生活に満足している
自分達世代より，将来世代に日本の経済力を優先して強く しなけれ
対する負担やリスクをば，国民の生活は良く ならな
(セ)
考える方だ
いと思う

28.8

33.2

19.8

11.9 現在の生活に満足していない
新しく 得た知識や見聞でも あ(オ) 地熱発電………………………………………………………………
39.4
23.5
2.0 25.0

日本の経済力を強く しなく て
4.9
23.0
41.9
21.5
8.7 ま り誰かに話さない（発信しな
なる方法
33.1
38.4
11.9
3.1 も ，国民の生活が良く
い）方だ

6.3

28.8

33.2

19.8

良いが，

(ウ) 太陽光発電………………………………………………………………
46.1 8.122.217.4 2.326.621.135.2 1.1 3.5 7.2 9.3(ア) 火力発電………………………………………………………………
(エ) 風力発電………………………………………………………………
40.430.726.131.0 2.3 3.122.726.2 1.0 0.5 7.5 8.4(イ) 水力発電………………………………………………………………
(オ) 地熱発電………………………………………………………………
39.446.123.522.2 2.0 2.325.021.1 0.7 1.1 9.4 7.2(ウ) 太陽光発電………………………………………………………………
(カ) 原子力発電………………………………………………………………
6.040.411.526.123.7 2.326.922.723.9 1.0 8.1 7.5(エ) 風力発電………………………………………………………………

口コミ情報によっ て判断する方

8.3
28.4
41.0
19.3
3.0 だ 新しいモノやサービスでも 下調(コ) する前には下調べを しっ かり
14.5
39.5
33.4
10.8
1.9 べはあ ま りせず，直感的に判断
する方だ
する方だ
新しく 得た知識や見聞は積極

よいが，
わからな
どちらとも 利用を や
現状レベ
い・知らな
利用を 減
今以上に
いえない めるべき
利用を 増
進すべき
ルで利用
い
らす方が
増やすの
やす方が
せざ る得
積極的に
よいが，
わからな
は難しい
良いが，
どちらとも 利用を やない 現状レベ
利用を 推
い・知らな
今以上に
いえない めるべき
進すべき
ルで利用
い
火力発電………………………………………………………………
8.1 17.4
35.2
3.5
9.3
増やすの 26.6
せざ るをは難しい 3.1
水力発電………………………………………………………………
30.7 31.0
0.5
8.4
得ない 26.2
利用を 推

24.9
45.1
19.8
4.8 るのに消極的な方だ
社会課題の解決策は，他の人
6.5
29.9
45.9
14.1
3.5 に判断を ゆだねたいと思うれるのに積極的な方だ
口コミ情報は信用せずに，自新しいモノやサービスを 利用
分が見たことや事実で判断を……………………………………………………………………………………
0.3

問．今後（ 年後程度）に向けて，日本はどのようなエネルギーを
14. 特に何も していない…………………………………………………………………………
19.3
利活用していくべきだと思いますか．（それぞれ  つずつ）

多く の人の賛同があ っ ても ，
多く の人の賛同があるも のにれば受け入れられ(キ) め，あ る程度のリスクは受け入
3.7
22.6
48.7
20.4
4.6 も ，リスクがあ
疑問に思う ことがないか自分
(カ)
10.0
36.6
39.8
11.7
1.8 は，あ ま り疑問を 持たずに自分れなければならないと思う
ないと思う

(ク)

7. 自分の家で，太陽光発電で発電をしている……………………………………
18.0 8.9
5. 電力消費のピーク時間はできるだけ電気を使わない……………………………………

11. エコドライブを心がけている…………………………………………………………
8.9 8.6
9. 少し価格が高く ても 環境に良い商品があればそちらを選ぶ……………………………………

めたことは変えない方だや行動を 変える方だ
多く の人の賛同があ っ ても ，
多く の人の賛同があ るも のにことがないか自分
ま り疑問を 持たずに自分(カ) 疑問に思う
10.0
36.6
39.8
11.7
1.8 は，あたいていの人は信頼できると思たいていの人に対して用心す
(オ)
12.7
33.1
38.9
13.8
1.5
で考えて判断する方だも賛同する方だ
るに越したことはないと思う
う

で考えて判断する方だ
社会課題の解決策は，自分な科学技術の恩恵を 受けるた

5. 電力消費のピーク時間はできるだけ電気を使わない……………………………………
8.916.2
3. 安い電気・ガス料金のを調べ，少しでも 安い会社に変えている……………………………………

9. 少し価格が高くても 環境に良い商品があればそちらを選ぶ……………………………………
8.618.0
7. 自分の家で，太陽光発電で発電をしている……………………………………

意見の強い人がいると，自分の科学技術の恩恵を 受けるた

4. 毎月の電気・ガス料金を見て使いすぎていると減らすようにしている……………………………………
16.241.1
2. 冷房の設定温度は28度を目安に高めに設定する……………………………………

10. 植林活動やリサイクル等の環境イベントに参加している……………………………………
2.128.6
8. できるだけ公共交通機関を使い，自動車を使わないよう にする……………………………………

25.7 交際範囲が狭い方だ

22.4
41.4
23.6
7.3 意見は言わない方だ
他人にどう 見られているかが気
7.2
21.1
35.5
26.2
10.0 になる方だ

33.1
38.9
13.8
3.6
21.0
46.4
24.9

3. 安い電気・ガス料金のを調べ，少しでも安い会社に変えている……………………………………
16.250.5
1. 電気やガスをできるだけ使わない省エネエネルギーを意思している………………………

8. できるだけ公共交通機関を使い，自動車を使わないようにする……………………………………
28.6 8.2
6. 自動車は電気自動車やハイブリッド車を選ぶ……………………………………

25.7 交際範囲が狭い方だ

Ａにま あ どちらとも Ｂにま あ Ｂにとて他人にどう 見られているかが気近い
言えない 近いも 近い

3.1(ア) 交際範囲が広い方だ
(ウ)

12.5

2. 冷房の設定温度は28度を目安に高めに設定する……………………………………
41.1

6. 自動車は電気自動車やハイブリッド車を選ぶ……………………………………
8.216.2
4. 毎月の電気・ガス料金を見て使いすぎていると減らすよう にしている……………………………………

B

も 近い

問．以下の項目について近いものを選んでください．（それぞれ１つ）
(ア) 交際範囲が広い方だ

問．エネルギーの利用に関して，実際に行っていることや意識していることはありますか．（いくつでも）

1. 電気やガスをできるだけ使わない省エネエネルギーを意思している………………………
50.5

0.7

9.4

問．今「原子力発電所」の再稼働(カ) 原子力発電………………………………………………………………
6.0停止している発電所を稼働させる
11.5 23.7 26.9 23.9
8.1
こと についてどのように感じますか．  つ 

はあ ると思う
11.9 現在の生活に満足していない
将来世代より，自分達世代の負

日本の経済力を 強く しなく て
3.6
18.2
50.7
20.7
6.8 担やリスクを優先して考える方だ
なる方法
13.6
33.1
38.4
11.9
3.1 も ，国民の生活が良く問．今「原子力発電所」の再稼働 停止している発電所を稼働させる
どちらかと
どちらかと
こと についてどのように感じますか．
つ 
いえば再 再稼働すはあ ると思う

問．社会課題に対するあなたの考え方について，考えに最も近いも将来世代より，自分達世代の負(ソ) 対する負担やリスクを 優先して
3.6
18.2
50.7
20.7
6.8 担やリスクを 優先して考える方だのをお選びください．
（ つ 
考える方だ
自分達世代より，将来世代に再稼働し いえば再 どちらで稼働すべ べきではても よい 稼働して も ない
どちらかと
きではな
ない
どちらかと
も よい
い いえば再 再稼働す
再稼働し いえば再 どちらで1.問．社会課題に対するあなたの考え方について，考えに最も近いも社会課題に詳しく ，積極的に自分の考えを人に話す方だ…………………………………
7.1
稼働すべ べきでは（ つ 
ても よい 稼働して も ない
2.のをお選びください．
社会課題に詳しいが，積極的には自分の考えはあまり人に話さない方だ…………………………………
19.0
きではな 12.5
ない
全体………………………………………………………………………………………………
13.1
19.1
19.1
32.7
も よい
3. 社会課題について詳しく はないが，求められれば自分の考えを話す方だ…………………………………
い
49.2
1. 社会課題に詳しく ，積極的に自分の考えを人に話す方だ…………………………………
7.1
4. 社会課題について詳しく なく ，求められても 自分の考えも 話さない方だ…………………………………
24.7
2. 社会課題に詳しいが，積極的には自分の考えはあまり人に話さない方だ…………………………………
19.0
全体………………………………………………………………………………………………
13.1
19.1
19.1
32.7
12.5





3. 社会課題について詳しく はないが，求められれば自分の考えを話す方だ…………………………………
49.2



4. 社会課題について詳しく なく ，求められても 自分の考えも 話さない方だ…………………………………
24.7

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-8

86

とても そ
う 思う

そう 思う

9.4

25.6

自分の家の電気代を 安く することができるので（できそう なので）産業全体の経済性を 高めることに貢献し(イ)
そう なので(ア)

問．
「火力発電」の利活用の度合いについて．そのように考えた理由を教えてください．  つずつ
とても そどちらとも そう 思わ 全く そう

そう 思う
問．
「火力発電」の利活用の度合いについて．そのように考えた理由
う 思う
言えない ない
思わないを教えてください．  つずつ
自分の家の電気代を 安く することができるので（できそう なので）産業全体の経済性を 高めることに貢献し(イ)
そう なので

(ア)

6.3

18.7

58.1

12.6

4.3

とても そ
どちらとも そう 思わ 全く そう
そう 思う
う5.3
思う
言えない 10.5
ない
思わない
21.3
59.6
3.3

自分の家の電気代を 安く することができ
燃料コストが高いので(ウ) (ア)

8.5 6.3 28.018.7 54.458.1 6.812.6 2.2 4.3

産業全体の経済性を 高めることに貢献し電力の安定供給には必要なので(エ) (イ)

8.7 5.3 34.321.3 50.159.6 5.010.5 2.0 3.3るので（できそう なので）そう なので出力の調整が容易なため．電力需要の増(オ) (ウ) 燃料コストが高いので減に対応が可能なので安全な発電方法なので(カ) (エ)
電力の安定供給には必要なので

7.4 8.5 28.628.0 56.754.4 5.2 6.8 2.2 2.2
7.7 8.7 27.534.3 55.150.1 7.4 5.0 2.3 2.0

出力の調整が容易なため．電力需要の増 6.0
エネルギーの効率性が高いので(キ) (オ)
7.4 23.428.6 60.356.7 8.0 5.2
減に対応が可能なので今後．高効率な発電技術が開発される期(ク) (カ) 安全な発電方法なので
6.5 7.7 23.227.5 60.455.1 7.5 7.4
待があ るので自然災害発生時（大規模災害は除く ）で(ケ) (キ) エネルギーの効率性が高いので
5.0 6.0 20.423.4 59.760.3 11.5 8.0
も 電気が供給できそう なので大規模自然災害発生時でも電気が供給(コ) (ク) 今後．高効率な発電技術が開発される期 5.0 6.5 19.523.2 60.560.4 11.4 7.5
できそう
なので
待があ
るので
発電時に二酸化炭素などの温室効果ガス(サ) (ケ) 自然災害発生時（大規模災害は除く ）で 17.0 5.0 30.720.4 45.759.7 4.811.5を 排出するのでも 電気が供給できそう なので発電時に大気汚染や酸性雨の原因とな(シ) (コ) 大規模自然災害発生時でも 電気が供給 15.1 5.0 30.219.5 48.860.5 4.311.4
る．窒素酸化物などをできそう なので 排出するので化石燃料（石油．天然ガス）の資源が枯渇(ス) (サ) 発電時に二酸化炭素などの温室効果ガス 17.017.0 31.130.7 45.845.7 4.4 4.8
する心配があるのでを 排出するので化石燃料（石油．天然ガス）のほとんどを(セ) (シ) 発電時に大気汚染や酸性雨の原因とな 19.715.1 30.530.2 45.048.8 3.3 4.3
輸入に依存しているのでる．窒素酸化物などを 排出するので

とても そ
う 思う
16.6

25.8
そう 思う

32.5

3.6 2.4
1.8 3.2
1.7 3.6

1.5 1.7

46.6

11.0

4.6

どちらとも そう 思わ 全く そう
思わない
3.3

言えない ない
39.5
8.0

8.611.3 22.628.7 50.549.0 13.5 7.9 4.9 3.1

そう なので太陽光や風力発電を 使っ た発電は，資源(カ) (エ) 電力の安定供給には必要なので22.210.5 36.129.7 35.645.6 4.110.2が枯渇するおそれがないので発電時にCO2（二酸化炭素）など温室効
CO2(キ) (オ) エネルギーの効率性が高いので23.7 8.6 36.022.6 35.250.5 3.313.5
果ガスを 出さないので今後，技術開発により課題が改善される期(ク) (カ) 太陽光や風力発電を 使っ た発電は，資源 19.522.2 35.736.1 39.535.6 3.5 4.1
待があるのでが枯渇するおそれがないので自然災害発生時（大規模災害は除く ）で(ケ) (キ) 発電時にCO2（二酸化炭素）など温室効 12.723.7 29.236.0 46.135.2 8.6 3.3
も 電気が供給できそうなので果ガスを 出さないので大規模自然災害発生時でも 電気が供給(コ) (ク) 今後，技術開発により課題が改善される期 12.119.5 28.135.7 47.639.5 8.5 3.5
できそう
なので
待があ
るので
普及のために消費者が支払っ ている再生(サ) (ケ) 自然災害発生時（大規模災害は除く ）で 9.612.7 25.029.2 57.146.1 5.9 8.6
エネルギー導入負担金が増えているのでも 電気が供給できそう なので天候によっ て発電量が左右される（発電(シ) (コ) 大規模自然災害発生時でも 電気が供給 15.012.1 35.128.1 43.447.6 4.6 8.5
できない時がある）のでできそう なので発電出力の調整が難しく ，調整用の発電(ス) (サ) 普及のために消費者が支払っ ている再生 11.2 9.6 31.625.0 50.957.1 4.4 5.9所（火力・水力など）が必要なのでエネルギー導入負担金が増えているので設置面積あ たりの発電量が少ないため広(セ) (シ) 天候によっ て発電量が左右される（発電 12.815.0 30.735.1 48.643.4 5.8 4.6
大な土地など土地確保が難しいのでできない時があ る）ので
太陽光パネルや風力発電の大風車が環(ソ) (ス) 発電出力の調整が難しく ，調整用の発電 9.811.2 22.431.6 51.250.9 12.2 4.4
境や景観を破壊するので所（火力・水力など）が必要なので

2.0 4.0
1.7 4.9
1.7 2.0
3.4 1.7
3.8 1.7

1.9 3.8

2.0 1.9

43.0

13.4

8.6

とても そ
どちらとも そう 思わ 全く そう
そう 思う
46.8
7.7
う7.4
思う 26.1
言えない 12.0
ない
思わない

7.112.922.235.647.134.413.010.310.5 6.9

6.9 7.120.422.248.847.113.713.010.310.5(ク) (カ) エネルギーの効率性が高いのでが改善される期待があ るので

6.7 8.822.527.546.945.813.210.110.7 7.7

自然災害発生時（大規模災害は除く ）で(ケ) (キ) 原子力発電は，地球温暖化対策として有5.3 6.918.520.448.248.816.013.712.010.3(コ) (ク)

5.0 6.716.922.548.446.916.513.213.210.7

も 電気が供給できそう
効だと思う ので なので大規模自然災害発生時でも電気が供給
今後，技術開発により安全性などの課題

水力発電………………………………………………………………4.8 70.8(カ) (イ)
その他………………………………………………………………
太陽光発電………………………………………………………………
(キ) (ウ)
わからない………………………………………………………………
16.2 76.1

2.1 9.8

71.0

16.2 39.2
6.4(オ) 原子力発電……………………………………………………………… 33.6

13.8(カ) その他………………………………………………………………

4.8

2.1

(キ) わからない……………………………………………………………… 16.2
［２回目調査@（Q）］

16.2

問．日本のエネルギーや発電に関する課題や考え方について，下記のようなところが発信している情報は、どの程度信頼できると思い［２回目調査@（Q）
ますか．
 つずつ とても 信頼どちらとも 信頼でき 全く 信頼
問．日本のエネルギーや発電に関する課題や考え方について，下記
信頼できる
できる
いえない ない
できないのようなところが発信している情報は、どの程度信頼できると思い(ア)ますか．
政府・官公庁……………………………………
2.5
24.2
50.3
17.5
5.5
 つずつ

(イ) 自治体 ……………………………………………
2.3 信頼 30.5
52.0
とても
どちらとも
信頼できる
(ウ） 政治家……………………………………………
0.6
4.8
44.4
できる
いえない
(エ) 専門家…………………………
1.8 2.5 34.324.2(ア) 政府・官公庁 ……………………………………
(オ) 評論家…………………………
1.0 2.3 10.830.5(イ) 自治体 ……………………………………………
(カ) 報道メディア……………………………1.3(ウ） 政治家……………………………………………
0.6 18.3 4.8(キ) ネットニュース………………………… 1.0(エ) 専門家…………………………
1.8 11.734.3(ク) 居住地域の電力会社…………………………
(オ) 評論家………………………… 1.2 1.0 24.110.8(ケ) 居住地域以外の電力会社…………………………
1.1 1.3 16.218.3(カ) 報道メディア……………………………
(コ) 原子力規制委員会…………………………
0.8 1.0 12.911.7(キ) ネットニュース…………………………
(ク) 居住地域の電力会社…………………………
1.2

24.1

12.2
信頼でき
33.4
ない

3.0信頼
全く
16.8
できない

51.650.3 9.217.5
57.752.0 23.012.2
55.544.4 17.333.4
58.451.6 24.0 9.2
59.857.7 11.423.0
68.555.5 11.117.3
61.858.4 17.924.0

3.0 5.5
7.6 3.0
7.716.8
4.9 3.0
3.5 7.6
3.3 7.7
6.6 4.9

59.8

11.4

3.5

(ケ) 居住地域以外の電力会社…………………………
1.1
16.2
68.5
11.1
3.3
問．今後（年後程度）、日本はどのようなエネルギーを利活用し(コ) 原子力規制委員会…………………………
0.8
12.9
61.8
17.9
6.6
ていくべきだと思いますか。
（ つずつ）

問．今後（ 年後程度）、日本はどのようなエネルギーを利活用し利用を 減ら利用を（増や つずつ）
ていくべきだと思いますか。
す方がよい
積極的に利 す方がよい

4.4 1.9出力の調整が容易なため，電力需要の増エネルギーの効率性が高いので(カ) (エ)8.8 6.927.524.845.849.610.111.2 7.7 7.5

今後，技術開発により安全性などの課題①利用していく71.0
べき②主力として利用すべき(エ) 風力発電………………………………………………………………
6.4
火力発電…………………………………………………………………………………………
(オ) (ア)
原子力発電………………………………………………………………
33.6 47.3
13.8 12.5

1.9 2.3

自分の家の電気代を 安く することができ電力の安定供給には必要なので(ウ) (ア)12.9 9.435.625.634.443.010.313.4 6.9 8.6
るので（できそう なので）出力の調整が容易なため，電力需要の増(エ) (イ) 産業全体の経済性を 高めることに貢献し 6.9 7.424.826.149.646.811.212.0 7.5 7.7減に対応が可能なのでそう なので減に対応が可能なので原子力発電は，地球温暖化対策として有①利用していく べき②主力として利用すべき化炭素）をはじめとする温室効果ガスの排出量を％削減する計画
12.5
をたてています．①利用していくべき発電方法（いくつでも）と．
(イ) 水力発電………………………………………………………………
70.8
9.8
 つ をお答え下さい．
(ウ) ②主力として利用すべき発電方法
太陽光発電………………………………………………………………
76.1
39.2

(ア) 火力発電…………………………………………………………………………………………
47.3

(ア)
(イ)
(ウ)

25.6

15.328.924.629.349.035.8 7.5 3.7 3.6 2.4

廃炉の処理に年数と費用がかかるので(セ) 年後（
問．
年頃）．日本は地球温暖化対策として
34.5 26.0 33.8&2（二酸3.42.2化炭素）をはじめとする温室効果ガスの排出量を％削減する計画
長期で原子力発電が停止しても ，大規模
(ソ)15.3 24.6 49.0
7.5
3.6
な停電が起きていないのでをたてています．①利用していくべき発電方法（いくつでも）と．
②主力として利用すべき発電方法
つをお答え下さい．
問． 年後（ 年頃）．日本は地球温暖化対策として &2（二酸CO

2.3 3.4

設置面積あ たりの発電量が少ないため広問．
「原子力発電」の利活用の度合いについて，そのように考えた理
(セ)
12.8
30.7
48.6
5.8
2.0
大な土地など土地確保が難しいので
由を教えてください．
 つずつ 太陽光パネルや風力発電の大風車が環
(ソ)
9.8
22.4
51.2
12.2
4.4
境や景観を 破壊するのでとても そどちらとも そう 思わ 全く そう
そう 思う
う
思う
言えない
ない
思わない
問．
「原子力発電」の利活用の度合いについて，そのように考えた理(キ) (オ) 燃料コストが低いので効だと思う ので害を 与えるので長期で原子力発電が停止しても ，大規模(エ) 風力発電………………………………………………………………

産業全体の経済性を 高めることに貢献しエネルギーの効率性が高いので(オ) (ウ)

燃料コストが低いので(オ) (ウ)
電力の安定供給には必要なので7.112.922.235.647.134.413.010.310.5 6.9出力の調整が容易なため，電力需要の増エネルギーの効率性が高いので(カ) (エ)8.8 6.927.524.845.849.610.111.2 7.7 7.5減に対応が可能なので原子力発電は，地球温暖化対策として有(キ) (オ) 燃料コストが低いので
6.9 7.120.422.248.847.113.713.010.310.5
効だと思う ので今後，技術開発により安全性などの課題(ク) (カ) エネルギーの効率性が高いので
6.7 8.822.527.546.945.813.210.110.7 7.7が改善される期待があ るので自然災害発生時（大規模災害は除く）で(ケ) (キ) 原子力発電は，地球温暖化対策として有 5.3 6.918.520.448.248.816.013.712.010.3
も 電気が供給できそう
効だと思う ので なので大規模自然災害発生時でも 電気が供給(コ) (ク) 今後，技術開発により安全性などの課題 5.0 6.716.922.548.446.916.513.213.210.7
できそうなのでが改善される期待があるので新たな原子力発電所建設の新設コストが(サ) (ケ) 自然災害発生時（大規模災害は除く ）で 16.3 5.328.518.545.548.2 6.116.0 3.512.0
高いのでも 電気が供給できそう なので事故が発生すると周辺環境への甚大な被(シ) (コ) 大規模自然災害発生時でも 電気が供給 35.3 5.025.116.933.948.4 3.516.5 2.213.2
害を 与えるのでできそう なので

2

1.8 1.8

10.516.6 29.732.5 45.639.5 10.2 8.0 4.0 3.3

9.4

燃料コストが低いので(オ) (ウ)
電力の安定供給には必要なので(ソ) (ス) 安全対策に多大な費用がかかるのでな停電が起きていないのでるので（できそう なので）るので（できそう なので）産業全体の経済性を 高めることに貢献し(イ)
そう なので

6.9 7.424.826.149.646.811.212.0 7.5 7.7減に対応が可能なのでそう なので

3.2 2.4

電力の安定供給には必要なので(エ) (イ)
燃料コストがゼロなので(ア)るので（できそう なので）出力の調整が容易なため，電力需要の増(エ) (イ) 産業全体の経済性を 高めることに貢献し高いので産業全体の経済性を 高めることに貢献し(ウ) (ア) 自分の家の電気代を 安く することができ 11.312.0 28.725.8 49.046.6 7.911.0 3.1 4.6
そう なので自分の家の電気代を 安く することができ由を教えてください．
 つずつ 自分の家の電気代を 安く することができ電力の安定供給には必要なので(ウ) (ア)12.9 9.435.625.634.443.010.313.4 6.9 8.6

事故が発生すると周辺環境への甚大な被廃炉の処理に年数と費用がかかるので(セ) (シ)34.535.326.025.133.833.9 3.4 3.5 2.2 2.2

うに考えた理由を教えてください．  つずつ 
12.0

8.6

新たな原子力発電所建設の新設コストが安全対策に多大な費用がかかるので(ス) (サ)28.916.329.328.535.845.5 3.7 6.1 2.4 3.5

とても そどちらとも そう 思わ 全く そう
そう 思う問．
「太陽光・風力による発電」の利活用の度合いについて，そのよう 思う
言えない ない思わない(イ) 燃料コストがゼロなので

13.4

2.4 2.3

うに考えた理由を教えてください．  つずつ 

自分の家の電気代を 安く することができるので（できそう なので）

43.0

とても そ
どちらとも そう 思わ 全く そう
そう 思う
46.8
7.7
う7.4
思う 26.1
言えない 12.0
ない
思わない

2.4 2.2

化石燃料（石油．天然ガス）の資源が枯渇
(ス)
17.0
31.1
45.8
4.4
1.8
する心配があ るので化石燃料（石油．天然ガス）のほとんどを
(セ)
19.7
30.5
45.0
3.3
1.5
問．
「太陽光・風力による発電」の利活用の度合いについて，そのよ
輸入に依存しているので(ア)

どちらとも そう 思わ 全く そう言えない ない
思わないが，現状レ どちらとも い 利用を やめ わからない・
用を 推進す が，今以上ベルで使用 えない
るべき
知らない
べき
に増やすの
せざ るを 得利用を 減ら
は難しい
利用を 増やない
す方がよい
積極的に利 す方がよい
が，現状レ
どちらとも
火力…………………………
4.9
15.2
36.2
31.6 い 利用を
5.3 やめ わからない・
6.8
用を 推進す が，今以上ベルで利用 えない
るべき
知らない
べき
に増やすの
水力…………………………
22.7
37.9
7.3
24.9
0.7
6.5
せざ るを 得は難しい
ない
太陽光・風力…………………………
41.0
26.3
4.0
21.7
0.6
6.3

火力…………………………
(エ) (ア)
原子力…………………………
1.2 4.9(イ) 水力…………………………
22.7

8.815.2 37.136.2 30.331.6 16.3 5.3
37.9

7.3

24.9

0.7

6.3 6.8
6.5

問．エネルギーに関する問題の対策について、「今後、対策を推進す(ウ) 太陽光・風力…………………………
41.0
26.3
4.0
21.7
0.6
6.3
べき」と思うものを選んでください。（いくつでも）
(エ) 原子力…………………………
1.2

8.8

37.1

30.3

16.3

6.3

問．エネルギーに関する問題の対策について、「今後、対策を推進すべき」と思うものを選んでください。（いくつでも）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-81

地球温暖化に影響を及ぼすCO2排出を抑制する対策をとること…………………………64.0

2

CO2の排出量が多い火力発電を減らすこと……………………………………………………
39.2

3

日本のエネルギー自給率を高めること……………………………………………………と50.8

4

災害時における地域のエネルギー安定供給を確保すること……………………………………………………
44.5

5

賦課金が増えても ，太陽光・風力を促進……………………………………………………
15.1

6

太陽光風力の発電量を増やすため他の安定した発電や仕組を整備……………………………………………………
33.4

7

日本の経済力を維持するために，電気料金を低く 抑えること……………………………………………………
0.3

8

安全性が確認された原子力発電所は最大60年運転すること……………………………………………………
0.1

9

再生可能エネルギーを安定して利用するための技術開発を行う こと……………………………………………………
0.4

10

原子力発電のさらなる安全性向上のための技術開発を行う こと……………………………………………………
0.2

11

ＨＬＷは遮蔽容器に入れて地中深く に埋めることを検討……………………………………………………
0.1

12

政府やエネ関連企業は情報発信や対話活動丁寧に実施……………………………………………………
0.3

13

どれも ない…………………………………………………………………………………………………………
0.0

14

わからない…………………………………………………………………………………………………………
0.1



下記は，電力会社が発表している「エネルギーについての考え方」
です．これを読んで考えをお聞かせください．
電力会社提供情報：$SSHQGL[$7DEOH

問．今後（ 年後程度）、原子力発電の利用をしていくべきだと思いますか。（ つ）
利用を 減ら
利用を 増やす方がよい
積極的に利 す方がよい
が，現状レ どちらとも い 利用を やめ わからない・
用を 推進す が，今以上ベルで利用 えない
るべき
知らない
べき
に増やすの
せざ るを 得は難しい
ない

原子力…………………………
1.3

9.7

50.6

20.7

8.6

9.1

問．電力会社の主張の中で内容がわかりやすいものを選んでください． いくつでも 最もわかりやすいものを選んでください．  つ 
わかりやす 最わかりや
い
すい

47.5

(ア) エネルギー自給率……………………………………………………

18.4(イ) 資源の節約…………………………………………………………………………………………………………
34.8
8.7(ウ) 原子力の停止によるCO２ 増加と地球温暖化影響……………………………………………………
33.4
9.9(エ) 原子力発電再稼動による電気料金の値下げ……………………………………………………
28.4
5.8(オ) 再エネコストによる増加……………………………………………………

30.0

6.0

(カ) 自然エネルギーでは電力をまかなえない……………………………………………………
38.5
13.5
(キ) 新規制基準への適合化…………………………………………………… 18.2

2.9(ク) 事故時の対応能力の向上……………………………………………………13.9

1.3

15.0

1.2

(コ) 放射線の影響と管理………………………………………………………………
20.5

4.2

(ケ) 40年以降運転…………………………………………………………

(サ) 高レベル放射性廃棄物……………………………………………………

17.0

3.4

(シ) どれも ない…………………………………………………………………

25.0

25.0

問．あなたが社会課題やエネルギーについての情報を見聞きした
り、調べたりするものを教えてください。 いくつでも ①社会課題②エネルギー(ア) 新聞………………………………………………………………
47.8

45.3

(イ) テレビ………………………………………………………………
67.3

64.6

(ウ) ＰＣで見るネット情報………………………………………………………………
39.2

36.2

(エ) スマートフォン等で見るネット情報………………………………………………………………
21.8
19.2
(オ) ラジオ………………………………………………………………
8.0

7.0

(カ) 雑誌………………………………………………………………5.2

4.7(キ) その他………………………………………………………………
0.1

0.1

(ク) 特にない………………………………………………………………
17.0

18.2

87

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-988

美浜町小中学校エネルギー環境教育質問紙調査結果とその応用
Energy Environmental Education Questionnaire Survey Results Obtained by Mihama Town
Targeting Elementary and Junior High School Pupils and Practical Application of the Results
大磯眞一（Shinichi Oiso）＊1

要約
福井県美浜町では，町内の小中学校生を対象に，エネルギー環境教育を実施している．
2019 年度に実施した町内の小中学校を対象としたエネルギー環境教育質問紙調査結果を過去の結果と比較したところ，エネルギー環境学習への変わらない意欲が見られた．また，エネルギー環
境学習の成果を，家に帰って親に話している児童・生徒は依然少ないことから，学校で学んだことが自然なかたちで家族内の会話につながっていくような仕掛けづくりが望まれる．エネルギー問題への一般層の理解にもつながるものと考えられる．
キーワード

福井県美浜町，エネルギー環境教育，小中学校，質問紙調査，一般層

Abstract
A study of energy environmental education has been conducted that targeted thepupils of elementary and junior high schools in Mihama Town, Fukui Prefecture. The energy
environmental education questionnaire survey results obtained from elementary and juniorhigh schools in the town in fiscal year 2019 showed no change in attitude towards energy
environmental learning compared to past results. Not a lot of the pupils talked with their parents
about what they studied in energy environmental education. Therefore, it would be useful topromote the general public’s understanding about energy issues by encouraging pupils to talknaturally with their parents at home about what they studied at school.
Keywords

Mihama Town, Fukui Prefecture, energy environmental education, elementary and junior high school, questionnaire survey, general public

1. は
 じめに

2. 本
 稿の目的福井県美浜町は 1970 年の美浜原子力発電所の運

美浜町の小中学生のエネルギー環境教育に関する転開始以来，原子力とともに歩んできた歴史から，意識動向ならびに 2017 年４月に開館した美浜町エエネルギー環境教育で先進的な取り組みを行っていネルギー環境教育体験館「きいぱす」での学習の成る．2020 年２月，美浜町エネルギー環境教育推進

果を調べ，今後の同町でのエネルギー環境教育の推委員会が美浜町内の小中学校（小学校３校の６年生進に役立てること，ならびにエネルギー環境教育の59 名，中学校１校の３年生 75 名，計 134 名）を対

成果を自然なかたちで家族内の会話につないでいく

象にエネルギー環境教育に関する質問紙調査を実施

ことについて考察することを主な目的としている．

し，結果分析について本稿筆者が担当した．同様の調査は過去４年にわたって実施されており，同町教育委員会の許可を得て，調査結果の一部について論
ずる．

3. 方
 法および結果
3.1 方
 法
美浜町内の小学６年生 59 名および中学３年生 75名を対象に，2019 年度（2020 年２月）にエネルギー＊ 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 . 27 2020 SR-989

環境に関する質問紙調査を行った．そして，小学校

家の人に教えてあげている」という児童は全体でについては 2016 年度以降，中学校についても 2016

28.8％，男子 15.2％，女子 46.2％と，女子の方が多年度以降の結果と比較した．本項では，最初に小学い（５％水準有意差）．

校の結果について述べ（3.2 および 3.3）
，次いで中また，海外の貧しい国の人たちのことが気になる

学校の結果について述べる（3.4 および 3.5）．

ようになったという児童も，女子の方が多い．

3.2 小
 学校（2019 年度）

3.3 小
 学校における推移（2016 年度－ 2019 年度）

最初にどのような問題に関心を持っているかを聞いた．その結果，「地球環境問題に関心がある」とエネルギーと環境の問題を何から学んだかという答えた児童は 67.8％（男子 69.7％，女子 65.4％）と設問では，①理科，②総合学習，③社会科という順最も多かった（図１）．その次に人口問題をあげるになっている．2016 年度は総合学習が 69.9％，理科

児童が 57.6％（男子 51.5％，
女子 65.4％）と多かった．

が 62.7％と総合学習の方が多くなっていたが，その次に自分自身の行動や生活の仕方の変容について後は 2019 年度まで理科が総合学習を上回っている．

の設問（図２）で，「テレビや新聞を見ていて，エ総合学習は，自ら課題を見つけ，自ら学び，自らネルギーや環境のニュースが目にとまることが多く

考え，主体的に判断し，よりよく問題を解決する資なった」という児童は 50.8％を占め，男子 57.6％，

質や能力を育てることなどをねらいとしている（文部科学省 2020）．ただし総合学習は，学校や先生

女子 42.3％と男子の方が多い．
逆に，「エネルギーや環境について学んだことをにより具体的内容が相当異なっているようである．
2019 年度には総合学習の値が少し上がっているが，0% 10%20%30%40%50%60%70%80%90%100%

人口問題
人種差別や民族トラブ
ルの問題
核兵器や戦争の問題
食糧問題
地球環境問題エネルギー問題
病気の予防や治療の問
題
国際的なテロの問題
くらしに困っている人の問題
豊かな国と貧しい国の問題
北朝鮮の核開発・拉致問題
原子力発電を使うこと
原子力発電を使うことと事故や放射性廃棄物と事故や放射性廃棄…
の問題
その他

図１

サンプル数が少ないので有意ではない．社会科は

57.6%
51.5%
65.4%

28.8%
18.2%
全体
42.3%
男
39.0%
45.5%
女
30.8%
5.1%
9.1%
0.0%
67.8%
69.7%
65.4%
18.6%
18.2%
19.2%
37.3%
30.3%
46.2%
11.9%
15.2%
7.7%
16.9%
12.1%
23.1%
15.3%
18.2%
11.5%
28.8%
30.3%
26.9%
18.6%
21.2%
15.4%
1.7%
3.8%

関心を持っている問題（幾つでも）（小学校）

0% 10%20%30%40%50%60%70%80%90%100%
１．テレビや新聞を見て

50.8%

全体

いて，エネルギーや環境

57.6%のニュースが目にとまる 男
ことが多くなった．
２．以前に比べて，エネ

42.3%

女
全体

23.7%

関するテレビ番組を見た 男

21.2%

り新聞を読んだりするよ

26.9%

ルギーや環境のことにうになった．
３．何をする時も自分や女

全体 15.5%

他人の行動が省エネに

男 18.2%なっているか環境に良い 女 12.0%
か考えるようになった．．全体
４．エネルギーや環境について学んだことを家の28.8%

男 15.2%

46.2%

人に教えてあげている． 女
５．他人や家の人の行動全体が省エネになっているか，

15.5%

環境に良いか気になる

男 12.1%ようになった．

女

20.0%

６．家でエネルギーや環全体 6.9%
境のことが話題にのぼることが多くなった．

男 12.1%
女0.0%

７．将来の社会が住みや全体
すい社会になっているか 男
考えることが多くなった．

女

８．海外の貧しい国の人全体
たちのことが気になるよ
うになった．

図２

男
女

50.0%
54.5%
44.0%
45.8%
36.4%
57.7%

自分自身の行動や生活の仕方の変容（小学校）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-9

90

2016 年から 2019 年度まで３位となっている（図３）．
とくに関心をもっている問題として，「地球環境

年度 69.9％⇒ 2019 年度 40.7％に大幅に減少してきている．

問題」をあげる児童は 2017 年度を除いて過半数をエネルギーと環境について学習することは大切だ

保っている（2016 年度 66.3 ％⇒ 2019 年度 67.8 ％）．

と，ほぼ全員が答えていながら，学校の授業でそれ「原子力発電を使うことと事故や放射性廃棄物のをもっと取り上げてほしい，とする児童が半分以下問題」をあげる児童の比率は年ごとに変動が激しになるのは，どう考えたらよいのだろうか．
「学校

い．
（2016 年度 37.3％，2017 年度 13.7％，2018 年度の授業ではエネルギーと環境についてもう十分に取37.3％，2019 年度 18.6％）（図４）．また人口問題へり上げられている」ということか，「学習するのはの関心が 2019 年度は 57.6％と大幅に高まっている

大切なことだ」という模範的な答え方で 100％近くが，この理由については不明である．何らかの授業になっているのか，それともその両方なのか，このの影響があった可能性はある．

調査からは，はっきりとはわからない．

エネルギーと環境の問題に関する考えで，「自分エネルギーと環境の問題を解決するため自分はいたちがエネルギーと環境について学習することは大ろいろな形で行動していくつもりだという児童が大切なことだと思う」という児童は，2016 年度 97.6％

幅に減っている．これは昨今の異常気象などへの無⇒ 2019 年度 93.2％と常に 90％を超えている（図５）．

力感が関係する可能性もないわけではないが，理由

一方，学校の授業でエネルギーと環境のことをは明確ではない．

もっと取り上げてほしいという児童は，2016 年度
60.2％⇒ 2019 年度 45.8％に減少してきている．エネ

0% 10% 20% 30% 40% 50% 60% 70% 80% 90%100%

ルギーと環境の問題を解決するため自分はいろいろ

人口問題

な形で行動していくつもりだという児童は，2016
0%

10% 20% 30% 40% 50% 60% 70% 80% 90% 100%

44.1%
52.5%
49.0%
43.4%
64.4%
72.9%
68.6%
62.7%

社会科の授業
理科の授業
家庭科の授業その他の教科
の授業

10.2%
11.9%
7.8%
4.8%
1.7%
5.1%
2.0%
4.8%

新聞
本・雑誌
各種のパンフレット
インターネット
展示館・博物館・科学館
家族との会話など
友人・知り合友人・知り合
いとの会話
いとの会話…
など
その他

図３

核兵器や戦争の問題

2019
食糧問題

2018
2017

エネルギー問題

30.5%
30.5%
25.5%
33.7%

病気の予防や治療の
問題

59.3%
52.5%
60.8%
69.9%

国際的なテロの問題
くらしに困っている
人の問題

5.1%
8.5%
5.9%
8.4%
3.4%
1.7%
7.8%
6.0%
3.4%
3.4%
1.2%
15.3%
27.1%
11.8%
19.3%
15.3%
27.1%
7.8%
8.4%
1.7%
5.1%
2.0%
6.0%
1.7%
3.4%
2.0%
3.6%
1.7%
5.1%
0.0%

エネルギーと環境の問題を何から学んだか（３つ選択）（小学校推移）

富める国と貧しい国の問題
北朝鮮の核開発・拉致問題

原子力発電を使うことと事故や放射性廃
棄物の問題
その他

図４



57.8%

5.1%
11.9%
11.8%
12.0%

地球環境問題2016

総合的な学習の時間

テレビ・ラジオ

人種差別や民族トラ
ブルの問題

57.6%
20.3%
21.6%
18.1%
28.8%
40.7%
23.5%
31.3%
39.0%
47.5%

18.6%
1.7%
0.0%
2.0%
8.4%

2017
2016
74.5%

66.3%

40.7%

15.7%
25.3%
37.3%
28.8%
15.7%
34.9%
11.9%
25.4%
27.5%
44.6%
16.9%
22.0%
15.7%
25.3%
15.3%
15.3%
15.7%
22.9%
28.8%
37.3%

13.7%

2018

67.8%
79.7%

37.3%
18.6%

2019

56.6%

70.6%

37.3%
37.3%

とくに関心を持っている問題
（幾つでも）（小学校推移）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-9

そう思う

そう思わない0% 10%20%30%40%50%60%70%80%90%100%

非回答

0% 10% 20% 30% 40% 50% 60% 70% 80% 90%100%
１．自分たちがエネル2019

93.2%

6.8%

ギーと環境について

2018

91.8%

6.8%

学習することは大切な2017

96.1%

ことだと思う．

2016

97.6%
54.2%

ルギーと環境の問題を2018

47.9%

49.3%

もっと取り上げてほし2017

49.0%

49.0%

３．省エネルギーや

60.2%

2019

60.3%

2016

55.4%

だが，生活を不便に 2017
してまでは反対だ．

核兵器・軍事問題
食糧問題

38.6%

69.5%

環境を守ることも大切2018

30.5%
27.5%

エネルギー問題

43.4%

2019

71.2%

28.8%

2018

72.6%

26.0%

ギーの利用を減らして2017

78.4%

19.6%

75.9%

22.9%

79.7%

20.3%

82.2%

16.4%

ために，今すぐエネル

2016
いくべきだ．
５．豊かで快適な生活2019
を続けながら，エネル
2018
ギーと環境の問題を2017解決できる方法があるはずだ．
20162019

６．エネルギーと環境

94.1%
40.7%

19.3%
59.3%

60.3%

38.4%

自分はいろいろな形で2017

60.8%

37.3%

2016
行動していくつもりだ．
７．エネルギーと環境2019の問題は自分が行動す2018
ることも大事だが，それ以上に，誰でもでき2017
る仕組みをつくる方が2016
ずっと大事だ．

69.9%

27.7%

71.2%

28.8%

67.1%

31.5%

70.6%
60.2%

エイズ・医療問題

国際テロの問題年金・生活保護の問題

3.9%

79.5%

2018

の問題を解決するため，

地球環境問題

38.4%

68.6%

４．地球環境や子孫の人種・民族間題

1.2%

45.8%

2016

人口問題

2.0%

２．学校の授業でエネ2019

い．

91

先進国と発展途上国の経済的な格差（南北問題）
北朝鮮の核開発・拉致問題
原子力発電の利用と事故・放射性廃棄物の問題

25.5%
38.6%

その他

32.0%
22.7%
45.2%
25.3%
20.5%
32.3%
40.0%
43.2%
35.5%
25.3%
22.7%
29.0%
56.0%
54.5%
58.1%
20.0%
22.7%
16.1%
20.0%
15.9%
25.8%
13.3%
15.9%
9.7%
17.3%
15.9%
19.4%
10.7%
11.4%
9.7%
22.7%
27.3%
16.1%
28.0%
27.3%
29.0%
0.0%

全体
男
女

図５ エネルギーと環境の問題に関する考え（小学校推移）

図６

3.4 中
 学校（2019 年度）

る」と答えている生徒が 29.3％（男子 27.3％，女子

次に中学校の結果について述べる．地球環境問題への関心は，56.0％（男子 54.5％，女子 58.1％）と小学校と同じく高い．小学校では人口問題への関心がそれに次いで高かったが，中学校では核兵器・軍事問題が２位となっている（図１）
（図６）
．なお，

とくに関心を持っている問題（幾つでも）（中学校）

32.3％）を占めている（図７）．これは考察で述べるが，成人でもかなり多い誤解である．

3.5 中
 学校における推移（2016 年度－ 2019 年度）

人口問題への関心は小学校だけでなく中学校でも３エネルギー環境問題を何から学んだかについて

番目に高く，とくに女子では地球環境問題に次いでは，①総合学習 69.3％，②理科 60.0％，③インター

２位になっている．

ネット 30.7％の順になっている．小学校（59.3％）（図

火力発電所も原子力発電所もお湯を沸かして蒸気

３）に比べて，中学校では総合学習をあげる生徒のをつくり発電するということを知っている生徒は，比率が高くなっている．理科，社会科には４年間で76.0％（男子 70.5％，女子 83.9％）を占める．一方，大きな変動はないが，インターネットをあげる生徒

コンセントの電気の強さは 1.5V と誤解している生は 2016 年度の 26.3％から増えており，2019 年度は徒が 54.7％（男子 50.0％，
女子 61.3％）となっている．

社会科を抜いて３位になった．総合学習および理科

この誤答は，①コンセントの電気が 1.5V だと思っが 60％台なのに比べると，今のところ 30％台とかているのか，②「コンセント」と「電池」の概念がなり差はあるが，今後さらに比率が伸びていく可能

区別されていないのか，③「電圧」という概念がわ性がある（図８）．

からないのか，不明なところがあるが，いずれにし「ほうしゃせん見守り隊のメータ数字の意味をても高い比率である．

知っている，簡単な説明もできる」という生徒は「原子力発電の増加は地球の温暖化を促進す2019 年度 30.7 ％であった（2016 年度 19.7 ％⇒ 2019

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-992

正しいと思う間違いと思う

年度 30.7％）（図９）．ほうしゃせん見守り隊とは，0% 10% 20% 30% 40% 50% 60% 70% 80% 90%100%

放射線量を示す大型計器で，値が高くなるとランプ

全体
34.7%
65.3%
エネルギーは物質である 男
36.4%
63.6%
女
32.3%
67.7%
＝＝＝＝＝＝＝＝＝＝
全体
93.3%
6.7%
何をするにもエネルギー必要 男
93.2%
6.8%
女
93.5%
6.5%
＝＝＝＝＝＝＝＝＝＝
全体
58.7%
41.3%
59.1%
40.9%
エネルギーはなくなる 男
女
58.1%
41.9%
＝＝＝＝＝＝＝＝＝＝
全体
76.0%
24.0%
70.5%
29.5%
100℃は50℃の2倍熱い 男
女
83.9%
16.1%
＝＝＝＝＝＝＝＝＝＝全体
65.3%
34.7%
科学技術が進めば油を燃や
男
68.2%
31.8%
したときの発熱量を倍にできる
61.3%
38.7%
＝＝＝＝＝＝＝＝＝＝ 女
全体
54.7%
45.3%
コンセントの電気の強さ
男
50.0%
50.0%
（電圧：ボルト）は1.5V
61.3%
38.7%
＝＝＝＝＝＝＝＝＝＝ 女
76.0%
24.0%
火力発電所も原子力発電所も全体
お湯を沸かして蒸気をつくり発 男
70.5%
29.5%
電する 女
83.9%
16.1%
＝＝＝＝＝＝＝＝＝＝
78.7%
美浜発電所でつくった電気は全体 21.3%
22.7%
77.3%
美浜町やその近隣だけで使わ 男
れている 女 19.4%
80.6%＝＝＝＝＝＝＝＝＝＝全体
29.3%
70.7%
原子力発電の増加は地球の
男
27.3%
72.7%
温暖化を促進する
32.3%
67.7%
＝＝＝＝＝＝＝＝＝＝ 女
全体 10.7%
89.3%
車のガソリンの素である
男 11.4%88.6%
石油はこのまま使っても90.3%
何百年も使い続けられる 女 9.7%

図７の色が緑から黄色に変わる．それを見た児童・生徒
は教員に伝え，教員は県に伝えることになっている．
放射線モニター装置の一つであり，美浜町内の各学校に設置されている．
また，「原子力施設周辺では他の地域に比べてより多い放射線を浴びる（そう思う＋どちらかとい
えばそう思う）」という生徒が，2016 年度 65.8％，
2017 年度 38.0％，2018 年度 70.2％，2019 年度 77.4％とこの３年間増えてきている．はっきりと「そう思う」という生徒もこの３年間増え続けている（図10）．これについては，後ほど考察のところで説明する．
「自分たちがエネルギーと環境について学習する
ことは大切なことだと思う」という生徒は，2016
年度 92.1％⇒ 2019 年度 93.3％と４年を通して 90％を超えている．一方，「学校の授業でエネルギーと環境の問題をもっと取り上げてほしい」という意見は，2017 年度 54.4％⇒ 2019 年度 44.0％に減少した．これは小学校のところでも触れた問題である．大切なことだと思う生徒は 90％を超えている一方で，「エネ

エネルギー概念（中学校）

知っている、
簡単な説明もできる
知っている、
簡単な説明もできる

0% 10% 20% 30% 40% 50% 60% 70% 80% 90% 100%

22.7%
28.0%
39.2%
23.7%

社会科の授業

理科の授業
家庭科の授業その他の教科の授業
総合的な学習の時間
テレビ・ラジオ
新聞
本・雑誌
各種のパンフレット
インターネット
展示館・博物館・科学館
家族との会話など
友人・知り合いとの会話…
その他

図８

5.3%
9.3%
3.8%
3.9%
0.0%
1.3%
0.0%

25.3%
14.7%
13.9%
30.3%
6.7%
4.0%
3.8%
7.9%
2.7%
2.7%
7.6%
2.6%
5.3%
4.0%
16.5%
2.6%
30.7%
18.7%
26.6%
26.3%
13.3%
1.3%
11.4%
5.3%
2.7%
4.0%
0.0%
2.6%

2019

60.0%
46.7%
58.2%
55.3%

知らない

2019 0% 10%20%30%40%50%60%70%80%90%
100%
30.7%
64.0%
5.3%

2017

2018
2019

83.5%
89.5%

40.4%
30.7%

52.6%
64.0%

2017
2018

46.8%
40.4%

2016
2017

19.7% 46.8%

65.8%

2016

19.7%

65.8%

7.0%
5.3%

48.1%
52.6%

5.1%
7.0%

48.1%

14.5%
5.1%
14.5%

図９ 「ほうしゃせん見守り隊」のメータ数字の意味

（中学校推移）そう どちらかといえば どちらかといえば そう
思う そう思う
そう思わない思わない
そう どちらかといえば どちらかといえば そう
0% 10%20%30%40%50%60%70%80%90%100%
思う そう思う
そう思わない思わない2019 0% 10%20%30%40%50%60%70%80%90%
38.7%
38.7%
14.7%8.0%
100%

0.0%
0.0%
1.3%
0.0%
0.0%

 ネルギーと環境の問題を何から学んだかエ（３つ選択）（中学校推移）

知らない

0% 10%20%30%40%50%60%70%80%90%100%

2018
2016

69.3%
62.7%

聞いたことはある、
説明はできない聞いたことはある、
説明はできない



2018
2019

35.1%
38.7%

2017
2018

15.2%
22.8%
35.1%

15.2%
35.1%

2016
2017

27.6% 22.8%
15.2%

38.2%
15.2%

35.1%
38.7%

12.3%
17.5%
14.7%
8.0%
46.8%
12.3% 17.5%
11.8%
46.8%22.4%

2016
27.6%
38.2%
11.8% 22.4%
図 10 原子力 施設周辺では他地域に比べより多い放射線を浴びるか（中学校推移）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-9

ルギーと環境の問題をもっと取り上げてほしい」という生徒が半数以下であり，しかも減少傾向にある．
これが，これ以上学校の勉強が増えてほしくないといった感覚によるのか，それとも「きいぱす」授業

93

4. 考
 察
4.1 小
 学生

など良い授業が既に十分行われているということな

美浜町では，エネルギー環境教育の内容を広く一のか，はっきりとはわからない．
「豊かで快適な生

般町民にも知ってもらうことを目標の一つとしてい活を続けながら，エネルギーと環境の問題を解決る．そのため，学校で学んだことを子どもが家にできる方法はある」という意見は，2016 年度 67.1％

帰って親に話したり，自然なかたちで家族内の会話⇒ 2019 年度 85.3％に増加した．また，「エネルギーにつながっていくような仕掛けづくりが望ましい．

と環境の問題を解決するため，いろいろな形で行動

そのような仕掛けは，決して子どもへの強制ではしていく」という生徒がやはり減少している．しかなく，行動経済学でいうナッジ（軽く肘でつつく）

し，小学校と違い，2019 年度も過半数は保たれての応用であることも考えられる（大竹 2019）（山根いる（図 11）．

et al. 2019）．また，子どもにとっても自分以外の人に教えることは自ら学んだことを反復し，さらに理
そう思う

そう思わない非回答

0% 10%20%30%40%50%60%70%80%90%100%
１．自分たちがエネ 2019
ルギーと環境につい 2018

2017
2016
大切なことだと思う．
２．学校の授業で 2019
エネルギーと環境の 2018
問題をもっと取り 2017
上げてほしい．
2016
３．省エネルギーや2019
環境保護に，生活を2018
不便にしてまで取り2017組むことには反対だ．
2016
2019
４．地球環境や子孫のた2018
めに，今すぐエネルギー
2017の利用を減らしていくべ
2016
きだ．
５．豊かで快適な生 2019
活を続けながら， 2018
エネルギー問題を 2017
解決する方法はある．
2016
６．エネルギーと2019
環境の問題を解決するた2018
め，いろいろな形で2017行動していく20162019
７．エネルギーと環境の問題は，誰でも 20182017
できる仕組みをつくる方が大事だ．
2016て学習することは

93.3%
94.7%
96.2%
92.1%

6.7%
5.3%
3.8%
7.9%

56.0%
44.0%
50.9%
49.1%
54.4%
45.6%
35.5%
64.5%
66.7%
33.3%
52.6%
47.4%
57.0%
41.8%
50.0%
50.0%
70.7%
29.3%
80.7%
19.3%
57.0%
43.0%
69.7%
30.3%
85.3%
14.7%
91.2%
8.8%
84.8%
15.2%
67.1%
32.9%
56.0%
44.0%
84.2%
15.8%
64.6%
35.4%
72.4%
27.6%
73.3%
26.7%
84.2%
15.8%
81.0%
19.0%
72.4%
27.6%

図11．エネルギーと環境の問題に関する考え（中学校推移）

解を深めることができるので学習の定着に有意義である．
たとえば，家庭に持って帰られるプリントなどを用意すると，口で話すだけより親に教えやすい．
父兄参観の内容をエネルギー環境教育にすること，きいぱす授業を父兄にも見学できるようにすることなども有効であろう．他の教科に比べ実学的なエネルギー環境教育の内容は，親にとっても関心がありわかりやすいと考えられる．親子の対話をうながしたり，親に学校の教育に関心を持ってもらう
きっかけにもなる．
さらに，「児童にエネルギー・環境に関する特定の課題について学校で学ばせ，それについて家庭に戻って家族と対話（議論）することを求め，その結果を再び学校に持ち寄って，先生と児童で共に考える．
」というプロセスを繰り返す，などの教育的工夫（PBL: Problem Based Learning）を活用することも有効であると考えられる．
次に，エネルギーと環境の問題を何から学んだかという質問で，社会科より総合学習の授業をあげる
児童が多いこと（図３）については，総合学習でエネルギー環境教育に多くの時間を費やしている美浜町の状況をよく表している．他地域では，主に課外活動などに総合学習の時間をあて，エネルギー環境
教育には全く使えていないところもあるのが実情である．
とくに関心をもっている問題として，「原子力発電を使うことと事故や放射性廃棄物の問題」をあげる児童が減少してきていること（図４）については，
美浜発電所が休止していることもあり，学校の授業で取り上げられることが少なくなってきている可能INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-994性がある．また，各地の原子力発電所休止以降，原「自分たちがエネルギーと環境について学習する

子力が新聞やテレビで取り上げられることが少なくことは大切なことだと思う」という中学校生徒は男なっていることも影響しているかもしれない．

女とも９割以上を占めており（図 11 の設問１），エ「学校の授業でエネルギーと環境のことをもっと

ネルギー環境教育の重要性が理解されている．
また，取り上げてほしい」という児童が減少してきているエネルギー環境教育を何によって学んだかという問

こと（図５の設問２）については，
一つの見方として，

いに，「総合的な学習の時間」と答える生徒の割合「きいぱす」
におけるエネルギー環境学習が行き渡っが７割と高く（図８），美浜町では総合学習の時間

た結果と考えることもできる（美浜町の小中学校はが中学校でのエネルギー環境教育に有効活用されて2017 年度からそれぞれ年３回，「きいぱす」でエネいることがわかる．

ルギー環境学習を行っている）
．しかし，
エネルギー

図５と図 11 は，小学校と中学校で同じ設問をしや環境問題に関する関心が薄れてきている可能性ているので比較してみた．その結果，「地球環境やや，これ以上学校の勉強が増えてほしくないという子孫のために，今すぐエネルギーの利用を減らして考えが表れている可能性もあり，今後の数値の推移いくべきだ」とする児童・生徒は小学校，中学校とにも注意していかなければならない．なお，この設も約７割となっている（図５と図 11 の設問４）．ま問に関しては，小学生，中学生で「そう思う」といた「エネルギーと環境の問題は自分が行動すること

う比率はあまり変わらない（図５，図 11 の設問２）．

も大事だが，それ以上に，誰でもできる仕組みをつ

さらに「エネルギーと環境の問題を解決するた

くる方がずっと大事だ」とする児童・生徒も小学校，

め，自分はいろいろな形で行動していくつもりだ」

中学校とも７割強となっている（図５と図 11 の設とする児童も４割程度に減少している（図５の設問

問７）
．

６）
．小学校だけでなく中学校でも同様に減少してこのことは，一面，小学生でも中学生でも上記質きているが，56％と小学校よりは高い比率となっ問項目のような内容に関しては，考え方にそれほどている（図 11 の設問６）．資源やリサイクルのこと

差がないとみることもできる．ただし，2019 年度

をより意識するなどして具体的にどのような行動をのデータでは小学校と中学校でおおよそ同じ数値だ取りうるか，教員によるアドバイスを適宜行い，全が，2018 年度以前をみれば相当の違いがある．小員参加の PBL などを授業に取り入れていくことが，学校から中学校へ進むまでの間には，上記質問への児童に行動を考えさせるきっかけになりうると思わ回答に影響を与える何かが起こっているということれる．

を示唆している．設問７に関しては，
2018年度以前，

4.2 中
 学生
中学生でも小学生と同じく地球環境問題が関心を中学生の方がかなり多い．
中学生になると制度など，社会の仕組みに期待する傾向が強まっている可能性がある．
最後に下記の回答結果については，今後注意をし持っている問題の１位となっている．昨今，地球温て推移をみていく必要がある．

暖化に対する社会の知識も高まってきており，二酸（1）
「コンセントの電気の強さ（電圧：ボルト）

化炭素排出削減への意識も高まってきていることがは 1.5V」と回答した生徒が 50％を超えてい

影響している可能性がある（図１）
（図６）
．

る（図７）
．単に家庭用コンセントの電圧が，中学生において，「原子力発電の増加は地球の温100V ないし 200V であることを教え込んでい暖化を促進する」と誤解している生徒が依然３割をく（記憶させる）より，「コンセント」と「電池」占めていること（図７）については，原子力安全シについて，また「電圧」に対する理解などにステム研究所の先行研究で一般の大人でもそのよう努めていくことが重要だと思われる．冷蔵庫に考える人が少なくないことがわかっている（深江や洗濯機などを動かすには，1.5V という電2004）
．地球温暖化の原因は主に二酸化炭素を主体

圧では到底足りないというところに気が付くとする温暖化ガスの増加によると考えられることへことが必要である．

の理解は進んでいると思われるものの，原子力発電（2）
「原子力施設周辺では他の地域に比べてよりは発電時に二酸化炭素を排出しないことへの理解を多い放射線を浴びると思う」という生徒が増

一層深めていく必要がある．

加している（図 10）．原子力発電所では放射INSS JOURNAL Vol . 27 2020 SR-9線の遮蔽を行っており，ほうしゃせん見守り隊などのモニター設備でも確認できることを

95

引
 用文献

このように答える生徒が増加していることに文部科学省 HP 2020. 6. 29 https://www.mext.go.jp/a_menu/shotou/sougou/main14_a2.htm

ついては，質問のあいまいさによる可能性も

大竹文雄 2019「行動経済学の使い方」p44-57.

ある．
「放射線を浴びる」というのは，日常

山根承子，黒川博文，佐々木周作，高阪勇毅 2019「今教えていく必要があると考えられる．
ただし，生活の中でいつも浴びる，という意味か，も日から使える行動経済学」p60-61.

し事故が起きた時に浴びる可能性が高い，と深江千代一 2004 原子力発電が地球温暖化の原因という意味かによって，答え方が大きく異なっ考える人々の認識 Journal of the Institute ofてくる．設問の文面を慎重に再考する必要がNuclear Safety System, 11, 50-61.

あると思われる．仮に設問中に「日常的に」といった文言を付け加えた場合に，そう思うという生徒が大きく減少するようであれば，質問のあいまいさによる影響が大きかったということになろう．
（3）
「学校の授業でエネルギーと環境の問題をもっと取り上げてほしい」という意見が減少してきている（図 11 の設問２）．小学校でも同様の傾向で，その理由については小学校のところで考察した．

5. お わりに
学校で学んだエネルギー環境学習のことが自然なかたちで家族内の会話につながっていくような仕掛
けづくりを提案した．また，今回の質問紙調査について，今後注意をして推移をみていく必要がある項目について指摘した．今後とも，エネルギー環境教
育が美浜町内外の小中学校で，幅広く実施されることが期待される．

謝 辞
貴重なデータを提供いただいた美浜町教育委員会に感謝申し上げます．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-1

96

疲労劣化を考慮した地震荷重に対する信頼性評価モデルの開発＊ 1
Development of reliability assessment model for seismic loading that 
considers fatigue damage
釜谷

昌幸（Masayuki Kamaya）＊2

中村隆夫（Takao Nakamura）＊3

要約
静的機器の損傷確率は，原子力発電プラントの安全評価やレジリエンス指標の評価で用いられる．本研究では，低サイクル疲労による材料劣化を考慮した損傷確率評価モデルを開発した．モデルでは，まず，疲労劣化の程度を代表する疲労損傷度（UF）を疲労亀裂の寸法に置き換えた．そして，余震を含む地震荷重による疲労亀裂進展を予測した．最後に，予測した亀裂寸法をもとに，地震荷重による損傷確率を決定した．このモデルを加圧水型原子炉の余熱除去系統に適用したところ，損傷確率は疲労損傷度にほとんど影響を受けないことがわかった．これは，配管の破壊強度は，亀裂深さにほとんど影響されないが，余震回数の増加は配管の漏洩確率を増加させることを意味する．
キーワード

低サイクル疲労，亀裂進展，疲労損傷度（UF），信頼性評価，静的機器

Abstract
Failure probability of static components is used for assessing plant safety or
resilience index of nuclear power plants. In this study, a failure probability assessment model
was developed that considers the effect of material degradation caused by low-cycle fatigue.
Crack initiation due to fatigue damage was assumed and its depth was determined from themagnitude of fatigue damage. Then, crack growth was predicted for seismic loads consistingof a main earthquake and aftershocks. Finally, the failure probability was calculated for theseismic load of various magnitudes. The model was successfully applied to a pipe of the residual
heat removal system of a pressurized water reactor power plant. It was shown that the failure
probability was hardly affected by the degree of fatigue damage. Although the crack depth
had little influence on the fracture strength of the cracked pipe, an increase in the number ofaftershocks could increase the probability of leakage.
Keywords

Low-cycle Fatigue, Crack growth, Usage Factor（UF）, Reliability Analysis, Static Components

1. 緒
 言

が抽出された．機器の設計においては，低サイクル
疲労による劣化は，運転年数とともに蓄積されるこ原子力発電プラントにおいて，設計想定を超えるとを前提とする．具体的には，設計上許容される負事象に対して一時的に喪失した安全機能をアクシデ

荷繰返し数に対して，実際に発生すると想定される

ントマネジメントにより回復させることを想定した

繰返し数の比を UF（Usage Factor）と定義し，設レジリエンス指標が提案され，検討が進められてい計では，UF がプラント運転期間中に１を超えない（1）．その検討の中で，静的機器の破壊や漏洩のように制限する．そして，プラント運転開始後も，確率（以下，損傷確率）を算出する必要があるが，実績の繰返し数に対する UF が１を超えないように

そこには経年劣化の影響も考慮することが求められ管理している．しかし，運転年数とともに UF は確る（2）る．著者らによる過去の検討

では，損傷確率に影響を及ぼす主要な劣化要因として低サイクル疲労

実に増加するので，その影響を損傷確率の算出に考慮することが必要となる．

＊ 1 E-Journal of Advanced Maintenance, Vol. 11, No. 1（2019），pp. 8-15 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＊ 3 大阪大学

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-1

亀裂深さと損傷確率の関係

損傷確率

当該機器のUF
ハザードレベル– 地震荷重の大きさ– 余震回数

荷重

入力
➢
➢

97

・荷重の大きさが入力値
・流動応力にばらつきを考慮

亀裂深さ
vs.
損傷確率
亀裂深さ

UF

損傷確率

亀裂深さ

亀裂深さ

地震による亀裂進展

亀裂深さ分布0UF
UFから亀裂深さ分布

1

地震規模＋余震回数
地震による亀裂進展後の亀裂深さ分布

Fig. 1  Schematic diagram for the reliability assessment model considering degradation of static components.

本報では，経年劣化の程度（UF の大きさ）とハ
ザードレベル（地震荷重の大きさ）に応じた条件付
損傷確率を算出する静的機器劣化損傷モデルを構

2.2 疲
 労劣化量（UF）と亀裂深さの対応
2.2.1 亀
 裂進展による疲労寿命の予測

築する．そして，安全機能上重要な役割を果たす
PWR プラントの余熱除去設備（余熱除去系統配管）

疲労寿命は亀裂の発生と発生した亀裂の成長の２つの期間に分けることができる．そして，設計にを対象とした計算例を示す．

おいて対象となる低サイクル疲労では微小な亀裂

2. 信 頼性評価モデルの構築発生までの発生期間は無視できることが示されている（5）．そこで，微小な亀裂の成長予測により疲

2.1 モ
 デルの概要

労寿命を再現することを試みる．

本モデルの入力条件として対象機器の UF とハ
ザードレベル（地震荷重の大きさおよび余震回数）が与えられる．これらの入力条件から損傷確率を算出する手順を図１に模式的に示す．まず，UF を基に疲労によって発生した亀裂深さとその分布を，確率論的破壊力学コード p-CRESTA（3）を用いた初期

室温大気中のステンレス鋼から得た，ひずみ範
囲 Δε での亀裂進展速度（da/dN）は次式で得られて
いる（6）
2.85
da
2.85
12
da

3.33
K eq


3.33 
10
1012   K
eq
dN
dN

（1）

Keqeq  f  E  a（2）の亀裂深さや亀裂進展速度などのばらつきを考慮しここで，a は亀裂深さ，f は応力拡大係数に対するたモンテカルロ計算により得る．亀裂は，余震を含形状係数（7），E はヤング率（325℃に対応する 174

めた地震荷重により進展することを想定する．一GPa を適用）を示す．初期深さが，平均 0.1 mm，方，地震荷重を負荷したときの，亀裂深さと損傷確

ばらつき COV = 0.5 の対数正規分布にしたがうとし（4）率の関係は，
すでに著者らによって得られている ．

て，深さが 3 mm に到達するまでの繰返し数（疲労そして，地震後の亀裂深さ分布と，それぞれの亀裂寿命）の分布を求める．このとき，亀裂形状はアス深さに対する損傷確率を積分することで，その UF

ペクト比 0.5 の半楕円形状とし（8），試験片形状を想に地震荷重が負荷された時の損傷確率を算出する．

定したφ 10 mm の丸棒表面からの亀裂成長を模擬

個々の数値の具体的な算出方法を以下で説明する．

する．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-1

98

試験片の破断寿命（ベストフィット予想）

応力

寿命のばらつき
＋実機特性

1.5

1.0

0.5

0.0
1.E+02

pCRESTA: ai=0.1 mm+2S-2S
Fatigue test
1.E+03

繰返し数

1.E+04

1.E+05

1.E+06

Number of cycles to failure Nf

3 mm

き裂深さ

Strain range Δε, %2.0

Fig. 2  F atigue life predicted by probability fracture
mechanics analysis and fatigue test.
0.06

Fig. 4  Schematic drawing representing the meaning ofsafety margin in the design fatigue curve andcorrelation with crack depth.

Simulation result
Reggresion

0.04

Probability

繰返し数

Δε = 0.8%

0.05

0.03

との間には大きな乖離が生じることになる．

0.02

20 倍の安全率には，（1）データのばらつき（２倍）

0.01
0.00

（2）表面粗さ（４倍）
0

50

100

150

200

Nf×103, cycles

Fig. 3  Fatigue life distribution obtained by probability
fracture mechanics analysis.

（3）寸法効果（2.5 倍）（4）荷重履歴（設定なし）
が考慮されているとの NUREG/CR-6909（12）の解説がある（カッコ内は NUREG によって与えられている数値）．設計疲労曲線はこれらの影響を考慮した

亀裂成長速度には標準偏差 102.7 のばらつきを考下限近傍の寿命に対応すると考えることができる慮した（9）．確率論的破壊力学コード p-CRESTA を（図４の模式図参照）．そこで，本モデルでは，これ用いて予想された疲労寿命を図２に示す．図には，らの安全率の４つの要因を以下のように考慮するこ

予想疲労寿命の平均と，± 2σ のばらつきの範囲をとで，亀裂成長予測による設計疲労線図の再現を試示す．予測された疲労寿命は疲労試験による疲労

みた．

（10）

寿命

とよく一致していることが確認できる．つ（1）データのばらつきは，初期深さと亀裂成長速度

まり，疲労寿命は 0.1 mm の亀裂深さが 3 mm に到達するまでの繰返し数と等価と見なせる．図３に Δε（2）表面粗さの影響は初期深さに反映させる= 0.8% での疲労寿命の分布を示すが，疲労寿命は（3）寸法効果は考慮しない（潜伏期間を零とする）

おおよそ対数正規分布で近似できることがわかる．

（4）荷重履歴効果（有効ひずみ範囲の変化に反映さ2.2.2 設 計疲労曲線における安全率の意味のばらつきと等価

せる）（2）に対する初期深さは，EN 疲労設計規格（13）で機械加工粗さが 0.2 mm とされていることから，

UF の算出に用いられる設計疲労曲線（11） には実

これに余裕を見て平均値を 0.3 mm，COV を 0.5 に

験結果の回帰線に対して繰返し数で 20 倍の安全率設定した．寸法効果による寿命低下は，危険体積のが考慮されている．したがって，UF = 1 に到達す

増加に対応している．先の計算では，潜伏期間を考るまでの繰返し数と，疲労試験で得られる疲労寿命

慮しない場合（初期深さ 0.1 mm からの進展を模擬

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-1

Strain range Δε, %1.5

Mean fatigue life/ Fatigue life for -3σ

pCRESTA: ai=0.1 mm (test)
pCRESTA: ai=0.3 mm (actual)-3S
Fatigue test
DFC

2.0

1.0

0.5

0.0
1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

99

30
25
20
15
10
5
0

0.0

0.5

Fig. 5  Fatigue life prediction for actual components.

1.5

2.0

Strain range Δε, %1.E+06

Number of cycles to failure Nf

1.0

Fig. 6  C hange in safety margin with strain range
obtained by fatigue life prediction.

した場合）でも，3 mm に到達するまでの繰返し数

平均値の寿命を -3σ の寿命で除したもの（安全率は，試験の疲労寿命とよく一致した．したがって，に対応）とひずみ範囲の関係を図６に示す．正規化

低サイクル疲労においては，危険体積が変化してもした疲労寿命は 18.2 から 26.4 まで変化した．Δε が亀裂の発生確率は同一，つまり寸法効果を考慮する

0.4% 〜 2.0% の場合の正規化寿命の単純平均は 20.1

必要がないと考えられる．荷重履歴効果は，亀裂のとなり，設計疲労線図の 20 倍の安全率にほぼ一致

開閉口によってもたらされ，疲労寿命を低下させした．ちなみに，この正規化疲労寿命の平均は，初期亀裂の深さ分布 COV，初期亀裂深さの平均値 μm（14）る方向に作用することが示されている．つまり，荷重履歴によって，疲労亀裂の駆動力となる有効ひ
ずみ範囲 Δεeff が増加する．一定負荷 Δε で試験した場などに依存し，20 倍の安全率を再現する解析条件
は複数存在する．

（14）

合の Δεeff は次式で近似できることが示されている

荷重履歴効果によって，亀裂の開口が促進されると，100  200
 eff   100  200E
 eff  

（3）EⲴ㔜Δεeff が Δε に近くなる．つまり，履歴効果によって，
Ⲵ㔜
有効ひずみ範囲は一定負荷時の（3）式と Δε の間を変2.2.3

U F と亀裂深さの関係

初期亀裂深さ分布を与え，ばらつきを考慮した進展速度で亀裂を進展させ，深さ 3 mm に到達するまでの寿命の平均とばらつきを算出した．そして，ばらつきの -3σ に相当する寿命が，設計疲労曲線（UF化することになる．そして，有効ひずみ範囲の増加= 1）とほぼ一致した．このモデルを用いることで，によって，疲労寿命はマイナー則による予測よりもUF と亀裂深さの分布を図７に模式的に示すように短くなる．この影響を考慮するために，ΔKeq の算出に用いる Δε として，次式の Δεhis を用いた．

取得する．つまり，モンテカルロ計算で得られる亀ここで，Runiform は一様乱数により与えられる定数を近似することで，UF と亀裂深さ分布の関係を算出

100  200
 his   Runiform 100  200
E his   Runiform
E

ࡇࡇ࡛ࠊ
ࡇࡇ࡛ࠊ
示す．

裂深さの分布を繰返し数毎に取得して，統計的に
する．

（4）

設計疲労曲線では，丸棒試験片を用いて得られた疲労寿命を基本に，実機における影響因子が考慮されている．したがって，UF = 1 での亀裂深さは 3以上の想定のもと，p-CRASTA によりモンテカ

mm に相当すると考えられる．実際の評価においてルロ計算を実施した．進展速度，およびそのばら

は，UF = 1 相当の荷重と繰返し数が負荷されても，つきは，（1）式，および標準偏差 102.7 を適用した．

実機の形状によって駆動力 ΔKeq が変化し，UF = 1

図５に得られた疲労寿命の平均と -3σ の線を示す．

到達時の亀裂深さ（の平均）が 3 mm になるとは限予測された疲労寿命の -3σ が日本機械学会の設計疲らない．例えば，
形状複雑部や大型構造物などでは，駆動力 ΔKeq に用いる形状係数 f が変化し，UF = 1 相

（11）

労線図

とよく対応していることがわかる．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-1

100

0.5

応力

Mean crack depth μc, mm－３σ
実機を想定した場合の寿命（UF = 1に相当）（ベストフィット予想）

0.4
0.3

Δε = 0.4%
Δε = 0.8%Δε = 1.2%
Δε = 1.6%Δε = 2%

0.2
0.1
0.0

繰返し数

き裂深さ

µc = 0.305exp ( 0.178UF )

0.0

0.5

1.0
UF

1.5

2.0

（a）Mean value

3 mm
7
6

COVc

5

繰返し数

UF = 0.5 UF = 1

Fig. 7  Relationship between the crack depth and its
distribution and the number of cycles for fatigue
life.

COVc = 6.319exp ( -0.097UF )43

Δε = 0.4%
Δε = 0.8%Δε = 1.2%
Δε = 1.6%Δε = 2%

2
1
0

0.0

0.5

1.0
UF

0.06
Simulation result
Reggresion

Probability

0.04

2.0

（b）COV

0.5UF

0.05

1.5

Fig. 9  Change in crack depth distribution parameters.

0.03
0.02
0.01
3

UF 毎 の 亀 裂 深 さ の 分 布 の 平 均 μc と ば ら つ き
COVc を図９に示す．UF が増加する（疲労劣化が進Fig. 8  Crack depth distribution for UF = 0.5, Δε = 1.2%.

子が再現できている．UF = 1 においては亀裂深さ

0.00

0

1

2
Crack depth, mm

行する）にしたがって，亀裂深さが増加している様
分布の +3σ は，おおよそ 3 mm であった．これは，当の負荷と繰返し数の組み合わせでも，合計の進展

UF を亀裂深さ 3 mm に到達する疲労寿命の -3σ と量が同一でなくなる．ここでは，モデルに一般性をしていることに対応している．μc と COVc の UF に持たせるため，亀裂が深さ無限大の平板表面に存対する変化はひずみ範囲にほとんど依存しなかっ

在すると仮定する．つまり，（2）式における形状係
数 f を，アスペクト比 0.5 の表面亀裂に相当する f =た．そして，Δε = 1.2% に対する最小自乗近似とし（15）て以下の式を得た．

とした．その他の計算は，先の計算と同一とした．図８に Δε = 1.2%，UF = 0.5 相当の繰返し
0.305exp  0.178UF
0.178UF 
cc 
 0.305exp（5）

数の亀裂深さ分布を示す．ここで，UF = 1 は図５

COVCOVcc 6.319exp
6.319exp  
0.097
0.097UF
UF 

（6）

0.896

に示した -3σ に相当する曲線で与えた．誤差はある
ものの，亀裂深さ分布は対数正規分布で近似できてこれらの式を用いることで，UF に対する亀裂分布

いる．

を得ることができる．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-1

1.E+00

確率密度

1.E-01

条件付き損傷確率

進展前
進展後 :(Pm+Pb)/Sy=1
進展後 :(Pm+Pb)/Sy=2
進展後 :(Pm+Pb)/Sy=2.5

1.E-02
1.E-03
1.E-04
1.E-05

0

2

4

6

8

10

12

1.E+00
1.E-01
1.E-02
1.E-03
1.E-04
1.E-05
1.E-06
1.E-07
1.E-08
1.E-09
1.E-101.E-11
1.E-12101

Pb = 1Sy
Pb = 1.5Sy
Pb = 2Sy
Pb = 2.5Sy

3

4

5

6

7

8

9

10

亀裂深さ af , mm

亀裂深さ, mmFig.  1 0 Crack depth distribution before and after
seismic loading.

Fig. 11  R elationship between failure probability andcrack depth（4）．

3.2 地
 震荷重による亀裂進展Pb 

地震荷重に対する亀裂進展は，地震力による ΔKeqを算出し，日本機械学会維持規格（17），添付 E-2-10

3. 損
 傷確率の算出に記載されているオーステナイト系ステンレス鋼の3.1 損
 傷確率算出の流れせる．

大気中の疲労亀裂進展速度である次式により進展さ

図１で説明したように，本モデルの入力条件としては UF と地震荷重の大きさとなる．
（5）式および（6）
式より，UF を入力として亀裂深さ分布が求まった．この亀裂に対する，地震力による亀裂進展，おda
3.3
 2.93 1012   K dN（7）

計 算 に は ΔK の 代 わ り に ΔKeq を 用 い た（18）． ま た，
形状係数 f としては，厚さ無限大の平板の値である

よび亀裂の存在する機器（管）に対する破壊荷重を0.896 を適用した．荷重の大きさは Pm + Pb で与え，算出する．

ひずみ範囲の算出には Ke 係数（11）を用いた．

おり．

図 10 に亀裂進展後の亀裂深さ分布を示す．地震荷重（Pm + Pb）は，設計降伏強さ Sy で正規化して（a）想定される使用条件

おり，2Sy が設計上の上限荷重となる．１回の地震対象となる余熱除去系統の配管の諸元は以下のと・温度：200℃

により 60 回の繰返し荷重が負荷されると仮定して・圧力：5 MPa を想定（20），地震荷重が 1.0Sy の場合は，繰り返しいるが（19）による亀裂進展は小さく，亀裂深さ分布が地震荷重（b）形状・外径：267.4 mm（10B，主配管）

付与前後でほとんど変化しない．一方，地震荷重が・肉厚：t = 15.1 mm（Sch80）（Rm/t = 8.35）

2.5Sy の場合は，亀裂の進展が確認できる．そして，
大きい亀裂は管厚 t = 15.1 mm の 75% を超えた．本（c）材料定数（200℃）
・オーステナイト系ステンレス鋼

モデルでは亀裂深さが 0.75t に到達すると漏洩と判（16）・材料規格（SUS304TP ステンレス鋼）
・ヤング率：183 GPa
・設計応力強さ Sm：129 MPa
・設計降伏強さ Sy：144 MPa
・設計引張強さ Su：402 MPa・流動応力 Sf：
（144+402）× 0.5 = 273 MPa

断した．

3.3 亀
 裂深さと損傷確率の関係
亀裂の存在する管の損傷確率は維持規格の極限荷重評価法を適用した．深さ a，表面長さ 2c の周方向INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-1

1.E+00

1.E+00

1.E-02

1.E-02

1.E-04

1.E-04

条件付き損傷確率

条件付き損傷確率102

1.E-06
1.E-08
1.E-10UF=0.5UF=1
UF=2

1.E-12
1.E-1401

1.E-06
1.E-08
1.E-10

余震 0回
余震 1回
余震 2回

1.E-122

3

1.E-140

一次応力（膜＋曲げ）/Sy

1

2

3

一次応力（膜＋曲げ）/Sy

Fig.  12 Failure probability for various amplitudes ofseismic loading.

亀裂を有する管の許容曲げ荷重 Pb' を次式により算出した（17）．

Fig.  13 Failure probability for various amplitudes ofseismic loading（influence of aftershocks）．

4. 考
 察
4.1 疲
 労寿命に及ぼす環境効果の考慮

2 
a

 2 ff  2sin
 a sinPb 
2sin 

sin cc 
P
b



t
 
t


（8）

Pm 
ac
P
11 
ac
  2    t   m 
 ff 
2 
t

（9）

疲労試験の結果を適用している．実機の疲労劣化評
価において，疲労寿命に対する環境効果は係数 Fen

膜応力 Pm としては 5 MPa の内圧に相当する値を用を用いて考慮され（21），（大気中の UF）/ Fen が評価いた．流動応力 σf は，平均 308.5 MPa（Sf/0.885）（2），
COV = 0.1 の分布を考慮した．算出された亀裂深さに用いる UF となり，これが本モデルの入力となる本モデルでは環境効果については陽には考慮していない．用いる亀裂進展速度や疲労寿命は大気中の（2）と損傷確率の関係は図 11 のようになった

．

3.4 損
 傷確率

ことを想定している．Fen は実験値のベストフィッ
トとなるよう近似されている．もし，環境効果がFen によって誤差なく考慮されているとすれば，本モデルにおいて環境効果は，亀裂進展の速度を Fen
倍していると解釈できる．その場合，環境効果は，

亀裂進展後の亀裂深さ分布に対して，図 11 の関

UF と亀裂深さ分布の関係に影響を及ぼさないこと

係を積分することで，UF と地震力に対する損傷確になる．したがって，本モデルの検討では環境効果率を算出できる．図 12 に地震荷重と損傷確率の関は陽には考慮していないが，実機の評価においては，係を示す．地震荷重が大きくなるほど損傷確率が増

環境効果を考慮した UF を本モデルの入力に用いて加している．設計限界である 2Sy における損傷確率

も，大気中と同様に損傷確率が算出できる．

はおおよそ 0.01% であった．一方，損傷確率に対す

ちなみに，進展速度で考慮した標準偏差 102.7 はる UF の影響はほとんど見られない．図 11 に示すよPWR 環境中の疲労亀裂進展試験のばらつきから決

うに，損傷確率は亀裂深さにほとんど影響を受けな定した（8）．

い．極限荷重は，亀裂面における亀裂でない断面の面積（リガメントの面積）を用いて算出される．
UF の変化に対応するリガメントの面積の変化は，

4.2 地
 震荷重に対する余震の影響

管全体の断面積に対して限定的であったため，損傷

地震評価においては，余震の影響も無視できない．

確率はほとんど変化しなかった．UF = 2 において，

図 13 は，余震による損傷確率の変化を示している．

1.6Sy 以上で損傷確率が増加しているのは，亀裂進

余震には，本震と同じ規模（繰り返しの一次応力，

展による漏洩の影響による．

繰り返し数 60 回）を想定した．つまり，余震１回

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-1103の場合は，繰り返し数が 120 回になり，亀裂進展量

ある 2Sy における損傷確率はおおよそ 0.01% でが増えることになる．先の UF の影響と同様に，余あった．

震により亀裂進展量が増えても損傷確率はほとんど（4）損傷確率は亀裂深さにほとんど依存しない．し変化しない．負荷が大きくなると損傷確率が増加したがって，保全活動によって損傷を小さく（亀ているのは，亀裂進展量の増加による漏洩の発生に裂を小さく）する努力をしても，損傷確率の改よる．つまり，余震は配管の破断ではなく，漏洩の善に対する寄与は小さい．

リスクを高くしている．

4.3 機
 器設計における疲労劣化の妥当性（5）損傷確率に対する余震の影響は顕著ではなかった．余震回数が多くなると漏洩の発生確率が大きくなる．つまり，余震は配管の破断ではなく，漏洩のリスクを高くしている．

図 12 に示すように，損傷確率は UF にほとんど依（6）低サイクル疲労による経年劣化は地震発生時の存しなかった．UF が大きくなると，亀裂進展量が配管漏洩の発生確率を増加させるが，配管の損増えることから漏洩による損傷の発生が増加すると傷確率に与える影響は小さいことから，レジリ

考えられるが，UF = 2 においては，その影響はほ

エンス評価手法の開発において静的機器の経

とんど見られない．とくに，一次応力に対する設計

年劣化を考慮する必要はないことが明らかと限界は 2Sy であるが，実際の想定荷重はこれを大きなった．

く下回っていると想定される．そして荷重が 1.7Sy
以下では UF = 2 の損傷確率は UF = 1 とほぼ一致した．このことは，現状の UF = 1 の設計限界を UF =

参
 考文献

2 としても，つまり現状の安全率 20 倍を 10 倍に変（1） 出町他，“ 原子力プラントにおけるレジリエ

更しても，地震荷重に対する損傷確率には影響しなンス評価法の開発（その１：原子力プラント

いことを意味している．

の事故時安全性評価指標としてのレジリエン

5. 結
 言

ス指標の提案）”，
保全学，Vol. 15, No. 1（2016）,
pp.65-70.
（2） 中村隆夫，釜谷昌幸，“ 原子力プラントにおUF と地震荷重の大きさを入力に機器（配管）のけるレジリエンス評価法の開発（その２：

損傷確率を算出できる静的機器劣化損傷詳細モデル

静的機器の劣化要因に対する信頼性評価法を構築した．モデルでは，確率論的破壊力学手法をの 検 討 ）”，保 全 学，Vol. 15, No. 1（2016）,

適用したモンテカルロ計算により設計疲労線図（UFpp.71-76.

= 1 の繰返し数）を寿命のばらつきの -3σ と等価で（3） K. Hojo, S. Hayashi, W. Nishi, M. Kamaya,

あるとして，UF に対する亀裂深さ分布を求めた．

J. Katsuyama, K. Masaki, M. Nagai, T.

また，地震による繰返し荷重による亀裂進展も考慮

Okamoto, Y. Takada and S. Yoshimura,

した．そして，亀裂深さに対する損傷確率を掛け合“Benchmark analyses of probabilistic

わせることで，UF に対する損傷確率を算出した．

fracture mechanics for cast stainless steel

得られた結果は以下のように要約できる．

pipe”, JSME Mechanical Engineering（1）亀裂進展解析によって実験の疲労寿命は再現でJournal, Vol.3, DOI: 10.1299/mej.16-00083

きた．そして，寿命のばらつきの -3σ が，寿命に対する 20 倍の安全率とほぼ等価とすることができた．
（2）UF に対する亀裂深さ分布は対数正規分布で近（2016）．
（4） M. Kamaya and T. Nakamura, “Developmentof resilience evaluation method for nuclear
power plant（part 2: development of failure

似できた．その平均とばらつき（COV）はひ

probability assessment model for static

ずみ範囲にほとんど依存せず，UF と分布定数

components）”，E-Journal of Advancedの相関式を導くことができた．

Maintenance Vol.8-2, pp. 32-42（2016）．

（3）機器損傷確率は，UF にはほとんど依存せず荷（5） M. Kamaya, M. Kawakubo, “Strain-based

重の大きさに対して単調増加した．設計限界でmodeling of fatigue crack growth - An

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-1

104

experimental approach for stainless steel”,

規格（2016 年版）”，
JSME S NJ1-2016（2016）．

International Journal of Fatigue, Vol. 44（17） 日本機械学会，“ 発電用原子力設備規格 維持（2012），pp. 131-140.

規格（2016 年版）”，
JSME S NA1-2016（2016）．

（6） M. Kamaya and T. Nakamura, “Fatigue（18） M. Kamaya, “Fatigue crack tolerance design

damage management based on postulated

for stainless steel by crack growth analysis”,

crack growth curve”, E-Journal of Advanced

Engineering Fracture Mechanics, Vol. 177,

Maintenance, Vol. 7-1（2015），pp.43-49.

pp.14-32（2017）．

（7） 釜谷昌幸，川久保政洋，“ き裂成長予測によ（19） 原子力安全基盤機構，“ 原子力発電施設耐震

る低サイクル疲労の損傷評価（成長予測モデ

信頼性実証に関する報告書 配管系終局強度 ”，

ルの構築とその適用例）”，日本機械学会論文
集 A 編，Vol. 78（2012）pp.1518-1533.
（8） 釜谷昌幸，“ き裂成長予測による低サイクル
疲労の損傷評価（繰返し熱応力下での疲労寿
命）”，
日本機械学会論文集 A 編，
Vol. 79（2013）
pp.1530-1544.
（9） Y. Nomura, K. Tsutsumi, H. Kanasaki, N.
Chigusa, K. Jotaki, H. Shimizu, T. Hirose
and H. Ohata, “Fatigue crack growth
curve for austenitic stainless steels in PWR
environment”, Proc. 2004 ASME Pressure
Vessels and Piping Division Conference,
PVP-Vol. 480（2004），pp.63-70.
（10） M. Kamaya, M. Kawakubo, “Mean stresseffect on fatigue strength of stainless steel”,
International Journal of Fatigue, Vol. 74（2015），pp. 20-29.
（11） 日本機械学会，“ 発電用原子力設備規格 設計・
建 設 規 格（2016 年 版 ）”，JSME S NC1-2016（2016）．
（12） Chopra OK, Shack WJ. Effect of LWR
coolant environments on the fatigue life ofreactor materials. NUREG/CR-6909, ANL06/08, USA, 2007.
（13） EN Standards. Unified pressure vessels
design. EN13445-3:2002, BSI; 2002.
（14） M . K a m a y a , M . K a w a k u b o , “ L o a d i n gsequence effect on fatigue life of Type 316
stainless steel”, International Journal of
Fatigue, Vol.81（2015），pp.10-20.
（15） Raju, I. S. and Newman, J. C. Jr., “Stressintensity factors for internal and externalsurface cracks in cylindrical vessels”, Journalof Pressure Vessel Technology, Vol.104（1982），pp.293-298.
（16） 日本機械学会，“ 発電用原子力設備規格 材料

04 基構報 -0002（2004），p4-8.
（20） 三浦直樹，“ き裂を有する配管の動的破壊評価法の開発 ”，電力中央研究所研究報告書，T47（1997），p.39.
（21） 日本機械学会，“ 発電用原子力設備規格 環境
疲労評価手法 ”，JSME S NF1-2006（2006）．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-2

105

T 字配管合流部における熱応力変動の数値シミュレーション＊ 1
Numerical Simulation of Thermal Stress Fluctuation 
at a Mixing Tee for Thermal Fatigue Problems
三好
歌野原

弘二（Koji Miyoshi）＊2

陽一（Yoichi Utanohara）＊2

中村
釜谷晶（Akira Nakamura）＊2
昌幸（Masayuki Kamaya）＊2

要約
原子力発電所の配管合流部では熱疲労が発生した事例がある．高低温水の合流は，管壁に温度・応力変動を引き起こし，疲労き裂を発生させる．筆者らは，流体・構造熱連成数値シミュ
レーションにより，流体・管壁の温度を予測してきた．本研究では，これまで得られた管壁温度の予測結果を用い，熱応力を算出した．得られた熱応力は，実験で測定した管内面温度から算出した応力と比較し，その妥当性を確認した．実験は，管内径 150 mm の水平管と管内径 50 mm の鉛直管からなる T 字管を対象に行った．管内面における温度と応力の変動幅が比較的大きい箇所
は，実験結果と比較して管軸方向に狭い範囲となった．一方，温度・応力変動幅ともに管周方向の分布形状は，うまく再現できていたが，その変動幅の最大値はいずれも過大評価となった．実験から得られた応力は，管軸と管周方向成分の値が比例関係となっていたが，その特徴は，数値シミュレーションにより，うまく再現できていた．次に，熱応力の時間変化とレインフロー法を用いることで，応力変動幅だけでなく応力振幅のサイクル数を調べた．その結果，応力振幅の頻度分布は，実験結果と類似していた．
キーワード熱疲労，T 字配管，温度変動，熱応力，数値シミュレーション

Abstract
Thermal fatigue cracks have been found at mixing tees in nuclear power plants.
The mixing flow of high and low temperature fluids causes temperature and stress fluctuationsin the pipe wall and these results in fatigue crack initiation. The authors have conducted a
fluid-structure coupled simulation to estimate the fluid and pipe wall temperatures in a mixing
tee in their previous study. In the present study, the authors simulated thermal stress using
the previous simulation results of the pipe wall temperature. The simulated thermal stress wasvalidated using the stress obtained from the temperature on the pipe inner surface measured
by mock-up tests. The test section of the tee pipe was made of stainless steel and consisted ofa horizontal main pipe with a diameter of 150 mm and a T-junction connected to a vertical pipewith a diameter of 50 mm. The ranges of the large temperature and stress fluctuation areas on
the pipe inner surface calculated by the fluid-structure coupled simulation were narrower in theaxial direction of main pipe compared with the results of test. On the other hand, the profilesof the circumferential direction were reproduced by the fluid-structure coupled simulation. The
maximum values of the temperature and stress fluctuation ranges were overestimated. The
stress fluctuation obtained from the measured temperature showed the equibiaxial behavior
where the axial and circumferential stresses had a proportional relationship. Such characteristics
of stress fluctuation were reproduced well by the numerical simulation. Not only the stressfluctuation range but also the number of cycles for the stress amplitude were estimated using
the time history of the thermal stress and the rain-flow counting method. The distribution of
the number of cycles for the stress amplitude estimated by the simulation was similar to thatobtained from the measured temperatures.
Keywords

thermal fatigue, mixing tee pipe, temperature fluctuation, thermal stress, numerical simulation＊ 1 Mechanical Engineering Journal（2018）,Vol.5, No.4, 18-00272 を和訳し転載＊ 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 . 27 2020 NT-2

106

1. は
 じめに

温度から明らかにした熱応力とを比較・検証した．
まず，
数値シミュレーションの検証用データとして，原子力発電所の配管合流部で熱疲労が発生した事

実験によって測定した管壁温度から配管の熱応力を（2）．温度差のある流体が混合することで例がある（1）計算した．次に，前報（20）で示した流体・構造熱連

局所的な温度変動が生じ，疲労き裂が発生する．疲

成数値シミュレーションによって得られた配管の温労損傷の程度は合流前の温度差のみならず，配管形

度データをもとに熱応力を算出した．最後に，数値（3）〜（5）シミュレーションによる熱応力変動の予測結果の妥．

状や流動条件に依存することが知られている

日本機械学会は，このような合流部における熱疲労を評価するため「配管の高サイクル熱疲労に関する．
評価指針」（6）を策定している（以後，指針とよぶ）
指針では，疲労き裂発生の可能性を配管形状や流動条件に基づき評価しているものの，限られた条件の実験データに基づいた手法であるため，適用範囲に当性について検証した．

2. 実 験による熱応力の算出
2.1 実
 験ループおよび試験部

限りがある．その適用範囲を拡張するため，追加実T 字配管合流部における熱応力は，管壁温度か験を行うことは，費用面から合理的ではない．よっら計算することができる．本研究では，T-Cubicて，さまざまな条件に対する疲労寿命を予測するこ（Transient Temperature measurement equipmentとが可能な数値シミュレーション手法を開発するこat a T-junction pipe）実験ループ（18）を用いて測定とが望まれる．また，現状の指針では，流体から構した管内面の温度から管壁温度を算出した．図１に造体への熱伝達過程の周波数依存性を簡易的に取りその実験ループの概略図を示す．高温水は試験部で扱っており，過度に保守的な評価手法であること

低温水と混合する．試験部の上流には，エルボや弁（7）．そのような指針の保守性を定により生じる乱れを低減するため整流器を設置し量化するためにも，数値シミュレーションは活用た．水平管側は合流部の上流 18Dm（Dm = 主管内径）できる．

の位置に，鉛直管側は上流 56Db（Db = 分岐管内径）が知られているT 字配管の合流部における数値シミュレーション
（8）
〜
（16）

は，これまでいくつかの研究事例があり，流体と配管の温度について実験結果による検証も行わの位置に整流器を取り付けた．試験部入口の速度分
布は，十分発達した乱流分布になっていることを確認している（18）．

れている．しかしながら，混合現象の複雑さによ

図２に温度測定用の試験体の概略図を示す．試験り，特に配管の温度変動を正確に予測することは難は，中村ら（10）が行った流体・構

体はステンレス製で，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,…

造熱連成数値シミュレーションの結果を用い，熱応

Db = 50 mm とした．管厚は，主管側 7.6 mm，分岐力分布を予測している．しかしながら，予測した熱管側 5.3 mm とした．また，管外面には断熱材を取応力については，実験データによる検証が実施され

り付けた．

（17）

しい．釜谷らていない．

管内面温度の測定には，直径 0.5 mm の非接地型

合流部の熱疲労現象を再現するためには，流れののシース熱電対を使用した．熱電対は図３に示す

境界条件から，配管の熱応力までを予測可能な一貫とおり管厚 7.6 mm の配管に穴をあけ外面から挿入した数値シミュレーション手法の構築が求められし，内表面に加工した幅 0.6 mm，深さ 0.7 mm の矩る．しかし，実験結果による検証が行われたそのよ

形溝に沿わせた後，ロウ付けで固定した．ロウ付け

うな手法は，見当たらない．検証が困難な理由としした配管内表面は滑らかに仕上げた．図４に温度測て，信頼できる熱応力データが実験により得られて…
定箇所を示す．測定箇所は，図中の赤丸で示した．
z = -50 mm ~ 225 mm の範囲に 25 mm 間隔，θ =いないことがあげられる．筆者らは，これまで管内面の温度分布を測定するため 148 本の熱電対を埋め

0°~ 60°の範囲に 5°間隔，z = -150 mm, 600 mm で込んだ試験体を開発してきた（18）．また，得られた
温度分布から，疲労損傷を引き起こす熱応力の特徴

は θ = 0°の位置とした．測定総箇所数は 148 箇所である．ここで z は主管軸で，θ は分岐管の方向を 0°

について調べた（19）．本研究では，数値シミュレーとする主管上流側からみて反時計周りの周方向角度

ションにより予測した熱応力と実験で測定した管壁とする（図２参照）．原点は，主管軸と分岐管軸のINSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-2交点とした．求まる応力振幅の精度は，測温点の軸方向および周方向の間隔に依存するため，予め数値シミュレーションを行い最適な位置を求めた．詳細は前報（21）を参照されたい．

107

2.2 実
 験条件
実験条件を表１に示す．管断面平均流速は，流量を流路面積で除した値とした．また，入口流体温度
は，整流装置の上流に設置した熱電対により測定した．上出ら（22）は，T 字合流部の流動様式を合流前の流量比に基づき３つに分類しており，そのうち，分岐管からの噴流が主管の中心部まで到達せず主管壁に沿って流れる壁面噴流条件では，比較的管壁近傍の流体温度変動強度が大きいことを示している．
本研究では，熱疲労の厳しい条件である壁面噴流条
件となるように，入口流量比を設定した．

図１

表1

実験ループ（T-Cubic）

実験条件
主管側

分岐管側

入口流体温度［℃］

25.7

59.8

管断面平均流速［m/s］

0.99

レイノルズ数［-］0.66
5

1.7 × 10

6.9 × 104

2.3 熱
 応力算出方法
2.3.1 解 析手順
図２

温度測定用試験体

熱応力の時間変化は，熱伝導および応力解析により求めた．解析には，
商用コード Abaqus（ver.6.14）を用いた．使用した解析格子を図５に示す．解析範
囲は主管軸を通る y-z 平面で分割した２分の１の領域でとした．要素は主に主管の軸方向は 12.5 mm 間
隔，周方向は 2.5°間隔で分割した．これらの間隔は，熱電対の測温点間隔よりは小さい．また，熱応力の過小評価を低減するため，管内面近傍の板厚方向

図３

熱電対取り付け概略図

図４

管内面温度測定箇所

図５

 析格子（実験結果に基づく熱伝導・応力解析に解使用）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-2

108の厚みは 0.1 mm とした．総要素数は 81,856 である．
（23）

要素形状は，３次元８節点要素（DC3D8, C3D8）を使用した．熱伝導解析では，後退オイラー法（24）を，応力解析では，線形静的解析（25）を用いた．
2.3.2 熱 伝導解析条件

3. 数
 値シミュレーションによる
熱応力の算出

3.1 使
 用した管壁温度
図１，２に示す試験体系で表１に示す実験条件を対象に流体・構造熱連成数値シミュレーションを

配管の温度を求めるためには境界条件として管内行った．前報（20）では，その計算結果と実験結果と表面の温度が必要となる．一方，実験では図３に示の比較検証を行った．そのシミュレーションは商用

すとおり，熱電対による測定位置は，管内面から深コード Fluent（ver.15.0）を用い，乱流モデルとしさ 0.45 mm の位置となる．そのため，逆解析を用て LES dynamic Smagorinsky-Lilly モデル（26） を採いた手法により測定温度から管内面の温度を算出し用した．入口境界条件には，レーザードップラ流速（19）に示す．得られた 160 秒間の計で測定した速度分布（18）を与えた．また，測定さ管内面温度を図４に示した測定位置の節点に付与しれた変動強度を用い，vortex 法（26）により速度変動

た．その他の節点については，線形補間で得られた強度も付与した．詳細な計算方法は，前報（20）のと値を与えた．また，分岐管内面には，入口流体温度

おりである．本研究では，この数値シミュレーショ

を一様に付与した．管外面は断熱条件とした．初期
温度としては，全節点に，z = 150 mm, θ = 0°
位置ンで得られた配管温度から，熱応力を求めることにた．詳細は，前報の時間平均値を与えた．計算のステップ時間は，温度の測定時間間隔と同じ 0.02 秒とした．解析に使用した物性値を表２に示す．
表２

した．

3.2 応
 力解析手法
応力解析には，商用コード Abaqus（ver.6.14）を解析に使用した物性値

密度［kg/m3］

7920（at 20℃）＊
7910（at 50℃）

熱伝導率［W/（mK）］＊
16.0（at 20℃）
16.1（at 50℃）＊

比熱［J/（kgK）］

498（at 20℃）
502（at 50℃）

ヤング率［GPa］＊
195（at 20℃）
193（at 50℃）

ポアソン比［-］0.30

線膨張係数［1/K］＊
1.52 × 10-5（at 20℃）
-51.55 × 10 （at 50℃）用いた．使用した解析格子を図６に示す．総要素数
は 321,120 である．この解析格子は，前報（20） で示した流体・構造熱連成数値シミュレーションに使用したものと同じとした．境界条件として，前節に示した方法で求めた 0.02 秒毎の配管温度を使用した．
また，準安定状態となった後半の 91 秒間（10 秒から 101 秒）の温度のみ使用した．解析に使用した物
性値を表２に示す．変形拘束はなしとした．要素形
状と解析方法は，
2.3.1 節に述べた内容と同じである．

＊各温度の値に対し線形補間した値を用いた

2.3.3 応 力解析条件
応力は熱伝導解析で求めた温度を境界条件として計算した．熱伝導解析では，60 秒後に管外面の温度が準安定状態となっていたため，60 秒から 160 秒までの配管温度のみを使用した．解析のステップ時間は熱伝導解析と同じ 0.02 秒とした．対称面の節点は，x 方向の並進と z 軸周りの回転を拘束した．解析に使用した物性値を表２に示す．

図６

 析格子（流体・構造熱連成数値シミュレーショ
解
ンおよび応力解析に使用）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-2

109(a) 74.44 s

4. 数
 値シミュレーション結果の検証

とって，より重要な温度変動範囲を示した．温度変動範囲は，分岐管出口から z = 75 mm までの範囲で，

4.1 管
 内面温度分布

θ = ± 30°の角度において大きくなっていた．図 10

図７
（a）
（b）
,
に数値シミュレーションにより求めに実験にて測定した 100 秒間の温度変動範囲の分布を示す．温度変動範囲は，分岐管出口から z = 150

た主管内表面の温度分布を示す．これらの分布は図中の×印の位置（z = 75 mm, θ = 30°）における温mm までの範囲で，θ = 30°の角度にて大きくなっ度が最大（74.44 s）と最小（87.94 s）になった時刻

度変動範囲の値は全体的に実験結果と比較して大き(b) 87.94 s
くなっていた．また，その変動値が比較的大きな zていた．数値シミュレーションにより再現された温における分布である．分岐管出口からの高温噴流が主管内面を加熱して，温度は，分岐管出口から θ =方向の領域は，数値シミュレーション結果のほうが0°に沿って比較的高くなっていた．また，高温噴流狭くなっていた．一方，θ 方向の分布は数値シミュにより加熱されたホットスポットの大きさが時間とともに変化していた．次に，実験により測定した主管内面の温度分布を図８に示す．これらの分布は図中の×印の位置（z = 75 mm, θ = 30°）における温度が最小（86.28 s）と最大（97.46 s）になった時刻
における分布である．ホットスポットは，θ = 0°に沿って発生し，時間とともに変化していた．この特徴は，数値シミュレーションの結果と類似していた．

(a) 86.28 s

図９に数値シミュレーションにより求めた主管内

5面の温度変動範囲の分布を示す．ここで，温度変動
範囲とは，91 秒間での最大値と最小値の差である．
前報（20）では，root mean square の値を比較検証した．しかしながら，ここでは，疲労損傷の評価に(b) 97.46 s
図８

主管内面の温度分布の時間変化（実験）55(a) 74.44 s
図９

主管内面の温度変動範囲の分布
（数値シミュレーション）(a) 74.44 s(a) 74.44 s(b) 87.94 s
図７

主管内面の温度分布の時間変化
（数値シミュレーション）(b) 87.94 s



図 10

主管内面の温度変動範囲の分布（実験）INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-2

110

レーションにより再現されていた．
図 11（a）に z = 75 mm における管内面の温度変動

は，現時点で明らかではないが，LES で使用した範囲の分布を示す．横軸は，図２および図６で定義

る．壁近傍の流体温度変動の予測性能を改善する必した主管の周方向角度θを示す．実験で測定した温要がある．

度変動範囲は，30°付近でピークを有しており，そのピークは，数値シミュレーションにてうまく再現できていた．しかし，その最大値は，実験結果と比較して 22% 過大評価となっていた．図 11（b）に z =温度拡散モデルがその理由の１つである可能性があ

4.2 管
 内面の応力分布
図12に瞬時の管軸方向応力 σz の分布の数値シミュす．実験で得られた温度範囲は 40°付近でピークをレーション結果を示す．これらの分布は図中の×印の位置（z = 75 mm, θ = 30°）における σz が最小有しているが，数値シミュレーションでは再現でき（74.44 s）と最大（87.94 s）になった時刻におけるなかった．一方，その最大値については，実験値に分布である．コンター図では，わかりやすくするた

150 mm における管内面の温度変動範囲の分布を示近かった．
以上のように，数値シミュレーションで予測した温度変動範囲は全体的に実験値と比較して過大評価となった．この傾向は，前報（20）で示した root
mean square 基準の比較結果と同様であった．この原因として，前報（20）にて壁近傍の流体温度変動が過大評価されたことによるものと考察された．温度変動が大きくなった領域の z 方向の範囲が狭く再現されたことから，数値シミュレーションでは，高低め σz ≤ 0 の範囲のみ表示した．ホットスポットが観察された領域では圧縮応力が発生し，その周辺では，引張応力が発生している．これらの図から σz = 0 となる線が周方向に時間とともに変化していることがわかる．次に，実験から得られた σz の分布の時間変化を図 13 に示す．これらの分布は図中の×印の位
置（z = 75 mm, θ = 30°）における σz が最大（86.28s）と最大（97.44 s）になった時刻における分布である．圧縮応力の領域がホットスポットの領域に発温水の混合が早く発生したと推測される．この理由(a) 74.44 s(a) z = 75 mm(b) z = 150 mm
図 11

主管内面の温度変動範囲の周方向分布(b) 87.94 s
図 12

主管内面の管軸方向応力分布の時間変化
（数値シミュレーション）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-2

111

生し，時間とともに周方向に移動していることがわの応力変動範囲 Δσz と周方向の応力変動範囲 Δσθ は，かる．これらの特徴は数値シミュレーションにより7求めた結果と同様であった．

91 秒間での最大値と最小値の差である．疲労評価
では，応力振幅の最大値を材料の疲労限度と比較することから応力変動範囲 Δσ の分布を明らかにすることは重要である．図に示す通り，
その変動範囲は，
分岐管出口から z = 75 mm までの範囲で，θ = ±30°付近で比較的大きくなっていた．また，Δσz の分
布は Δσθ の分布と似ていることがわかる．さらに，

7

これらの分布は，図９に示した温度変動範囲の分布と類似していた．

(a) 86.28 s

図 15 に実験から求めた応力変動範囲の分布を示す．変動範囲は 100 秒間の応力から算出した．その変動範囲は，分岐管出口から z = 150 mm までの範囲で，θ = 30°付近で比較的大きくなっていた．Δσzの分布は Δσθ の分布と類似していた．また，これら(a) 86.28 sの分布は，図 10 に示した温度変動範囲の分布と似(b) 97.44 s
図 13ていることがわかる．数値シミュレーションで予測

主管内面の応力分布の時間変化（実験）された応力変動範囲の値は実験から求めた値と比べて全体的に高めとなっていた．加えて，その変動範

4.3 管
 内面の応力変動範囲分布

囲が比較的大きい領域は，z 方向に狭くなっていた．

(b) 97.44 s

一方，θ 方向の分布は，数値シミュレーションで再

図 14 に主管内面における応力変動範囲の数値シ

現されていた．

ミュレーションによる予測結果を示す．管軸方向(a) ∆σz(a) ∆σz(a) ∆σz(b) ∆σθ図 15(b) ∆σθ

主管内面の応力変動範囲の分布（実験）図 16 に主管内面の応力変動範囲の z = 75 mm における θ 方向分布を示す．実験から求めた Δσz および Δσθ の分布は，30°付近にピークを有しており，
数値シミュレーション結果でも，同じ位置付近に(b) ∆σθ
図 14

 管内面の応力変動範囲の分布
主（数値シミュレーション）

ピークが再現されていることがわかる．しかしながら， そ の 最 大 値 は，Δσz は 56%，Δσθ は 57% の 過 大評価となっていた．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-2112(b) ∆σθ88(a) ∆σz(a) ∆σz(a) ∆σz(a) ∆σz(a) ∆σz(b) ∆σθ(b) ∆σθ(a) 数値シミュレーション(b) ∆σθ(b) ∆σθ(b) ∆σθ図 16

主管内面の応力変動範囲の周方向分布
（z = 75 mm）



図 17

主管内面の応力変動範囲の周方向分布
（z = 150 mm）

(b) 実験

図 17 に主管内面の応力変動範囲の z = 150 mmにおける θ 方向分布を示す．実験から求めた Δσz お
よび Δσθ の分布では，40°付近にピークがあるものの，数値シミュレーション結果では，同様なピークは再現できなかった．また，その最大値は，Δσz では 14%，Δσθ では 16% の過大評価となっていた．
(a) ∆σz以上，数値シミュレーションにより予測した応力(a) ∆σz
変動範囲は，
過大評価となっていた．この結果は，4.1
節で示したとおり温度変動幅の過大評価により生じ(a) 数値シミュレーション(a) 数値シミュレーションていると考えられる．

4.4 管
 内面応力の時間変化
図 18 に主管内面の z = 75 mm, θ = 30°位置にお（a）はける応力 σz および σθ の時間変化を示す．図 18
数値シミュレーションによる予測結果を，図 18（b）(b) ∆σθは実験にて得られた結果を示す．図に示す通り，二(b) ∆σθ
軸応力が発生していることがわかる．二軸応力下の疲労損傷は，各々の応力成分の位相差に依存することが知られていることから，σz および σθ の関係を調べた．図 19 に示す通り σz と σθ の間には比例関係があることがわかる．つまり，応力が，等二軸の変動(b) 実験(b) 実験
図 18

主管内面の応力の時間 変化
（z = 75 mm, θ = 30º）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-2

113

限度より小さくなる．その場合，式（1）の値は０となることから，ここでは，応力振幅のサイクル数 Nの分布のみ比較した．図 20 に z = 75 mm, θ = 30°i

位置での応力振幅の頻度分布を示す．レインフロー法にて抽出した応力振幅は，応力変動範囲（最大振幅）
で無次元化した．図に示す通り，
数値シミュレーションにて予測した応力振幅の分布は，実験で得られた値の分布と類似していた．
無次元化した応力振幅に対するサイクル数を検証のために比較したが，疲労寿命 Nf は，応力振幅の(a) 数値シミュレーション

値によって変わる．
応力振幅が過大に予測されると，
Nf は小さくなり，疲れ累積損傷係数も過大に見積もられることになる．数値シミュレーションによって予測される疲労寿命の保守性を低減するには，応力変動幅を適切に再現することが必要である．

(a) 数値シミュレーション(a) Axial stress(b) 実験
図 19

σz と σθ の関係（z = 75 mm, θ = 30º）となっていた．そのため，図 14 および図 15 に示した通り，Δσz と Δσθ の分布は類似していた．このような等二軸の特徴は，数値シミュレーションにより再現されていた．

(a) Axial stress(b) 実験

4.5 疲
 労損傷(b) Circumferential stress

熱疲労を適切に予測する観点から，応力の変動量だけでなく，疲労損傷量の再現についての検証が必要である．疲労損傷量として，指針（6）で利用されている線形累積損傷則により算出した疲れ累積損傷
係数 Uf を用いた．Uf は以下の式で計算される．
Uf =Σ
i

Ni

（1）

N if

(b) Circumferential stress

ここで，N は i 番目の応力振幅のサイクル数，N f
は i 番目の応力振幅に対する疲労寿命である．応力ii

振幅とそのサイクル数 N は，求めた応力の時間変化にレインフロー法（27） を適用することで算出した．
Nf は，その材料の疲労寿命曲線から求まる．

図 20

無次元化した応力振幅の頻度分布
（z = 75 mm, θ = 30º）



5. 結
 論
T 字合流部における熱応力を流体・構造熱連成数

本研究での実験は，入口流体温度差が 34.1K であ

値シミュレーションの結果（20） をもとに予測した．

るため，発生する応力振幅は，ステンレス鋼の疲労

次に，予測した応力を管壁温度測定実験（18）から算INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-2

114

出した応力と比較しその妥当性を検証した．その結（Type B; Characteristics of temperature

果，以下の結論が得られた．

fluctuations and heat transfer in mixing tees（1）数値シミュレーションにより予測した主管内面

with same pipe diameters），Proceedingsの温度変動範囲の分布は，その値が比較的大きof the 11th International Conference on

い領域が実験結果と比較して，主管軸方向でNuclear Engineering（ICONE-11）（2003），

狭くなっていた．一方，周方向の分布形状はPaper No. 36182.

うまく再現できていた．また，z = 75 mm 位

（4） Noguchi, H., Ogura, K., Shiina, K., Minami,

置におけるその最大値は，22% 大きめの予測とY., Fukuda, T., Moriya, S. and Madarame, H.,

なった．

Study on high-cycle fatigue evaluation for（2）数値シミュレーションにより再現した主管内面

thermal striping in mixing tees with hot andの応力変動範囲の分布は，その値が比較的大き

cold water（3）（Type C; Characteristics

い領域が実験結果と比較して，主管軸方向でof temperature fluctuations and heat

狭くなっていた．一方，周方向の分布形状はtransfer in mixing tees with different

うまく再現できていた．しかしながら，z = 75

p i p e d i a m e t e r s ），P r o c e e d i n g s o f t h e

mm 位置におけるその最大値は，管軸方向応11th International Conference on Nuclear

力で 56%，管周方向応力で 57% 大きめの予測とEngineering（ICONE-11）（2003），Paper

なった．

No. 36376.

（3）主管内面の応力変動範囲が比較的大きな位置に（5）Wakamatsu, M., Shiina, K., Tanimoto, K.,

おける管軸方向応力と管周方向応力の関係は比Mizutani, J., Minami, Y., Moriya, S. and

例関係となっていた．このような等二軸応力のMadarame, H., Study on high-cycle fatigue

特徴は数値シミュレーションによりうまく再現

evaluation for thermal striping in mixing

できていた．

tees with hot and cold water（1）（Type A:（4）数値シミュレーションにより予測した応力から

Characteristics of temperature fluctuations

その振幅の頻度分布をレインフロー法により求and heat transfer in collision-type

めた．応力振幅の頻度分布は実験で得られた分

mixing tees with same pipe diameters），

布に類似していた．

Proceedings of the 11th International
Conference on Nuclear Engineering文 献（ICONE-11）（2003），Paper No. 36208.
（6） 日本機械学会，JSME S 017 配管の高サイク（1） Ch a p u l i o t , S . , G o u r d in , C . , P a y e n , T .,ル熱疲労に関する評価指針（2003）．

Magnaud, J.P. and Monavon, A., Hydro-（7） Kasahara, N., Itoh, T., Okazaki, M., Okuda, Y.,

thermal-mechanical analysis of thermal

Kamaya, M., Nakamura, A., Nakamura, H.,

fatigue in a mixing tee, Nuclear Engineering

Machida, H., Matsumoto, M., Development

and Design, Vol.235（2005），pp.575-596.

of thermal fatigue evaluation methods of（2） McDevitt, M., Hoehn, M., Childress, T.,

piping systems, E-Journal of Advanced

McGill, R., Analysis and impact of recent

Maintenance, Vol.6（2014），pp.14-23.

U.S. thermal fatigue operating experience,（8） Höhne, T., Scale resolved simulation of

Fourth International Conference on Fatigue

the OECD/NEA-Vattenfall T-junctionof Nuclear Reactor Components（2015），

benchmark, Nuclear Engineering andPaper No. 27.

Design, Vol.269（2014），pp.149-154.

（3） Kawamura, T., Kurosaki, M., Wakamatsu,（9） Howard, R. and Pasutto, T., The effect ofM., Tanimoto, K., Fukuda, T., Minami, Y.,

adiabatic and conducting wall boundaryMoriya, S. and Madarame, H., Study on high-conditions on LES of a thermal mixing tee,cycle fatigue evaluation for thermal striping

Proceedings of 13th International Topicalin mixing tees with hot and cold water（2）Meeting on Nuclear Reactor Thermal

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-2

115

Hydraulics（NURETH-13）（2009），Paperat a mixing tee for the thermal fatigue

No.N13P1110.

problem, Nuclear Engineering and Design,（10） Nakamura, A., Oumaya, T. and Takenaka, N.,

Vol.305（2016），pp.639-652.

Numerical investigation of thermal striping（17） Kamaya, M., and Nakamura, A., Thermal

at a mixing tee using detached eddy

stress analysis for fatigue damage evaluation

simulation, Proceedings of 13th International

at a mixing tee, Nuclear Engineering and

Topical Meeting on Nuclear Reactor

Design, Vol.241（2011），pp.2674-2687.

Thermal Hydraulics（NURETH-13）（2009），（18） Miyoshi, K., Nakamura, A., Utanohara, Y.

Paper No.N13P1074.

and Takenaka, N., An investigation of wall（11） Nakamura, A., Utanohara, Y., Miyoshi, K.

temperature characteristics to evaluate

and Kasahara, N., A Review of Evaluation

thermal fatigue at a T-junction pipe,

Methods Developed for Numerical

Mechanical Engineering Journal, Vol.1, No.5

Simulation of the Temperature Fluctuation（2014），DOI:10.1299/mej.2014tep0050.

Contributing to Thermal Fatigue of a（19） Miyoshi, K., Kamaya, M., Utanohara, Y. andT-junction Pipe, E-Journal of Advanced

Nakamura, A., An investigation of thermal

Maintenance, Vol.6-4（2015），pp.118-130.

stress characteristics by wall temperature（12） Qian, S., Kanamaru, S. and Kasahara, N.,

measurements at a mixing tee, Nuclear

High-accuracy analysis methods of fluid

Engineering and Design, Vol.298（2016），

temperature fluctuations at T-junctions for

pp.109-120.

thermal fatigue evaluation, Proceedings of（20） Utanohara, Y., Miyoshi, K., Nakamura, A.,

the ASME 2012 Pressure Vessels & Piping

Conjugate numerical simulation of wall

Division Conference（ASME-PVP）（2012），

temperature fluctuation at a T-junction pipe,

Paper No. PVP2012-78159.

Mechanical Engineering Journal, Vol.5, No.3

（13） Qian, S., Kanamaru, S. and Kasahara, N.,（2018），DOI:10.1299/mej.18-00044.

High-accuracy CFD prediction methods for（21） Miyoshi, K., Nakamura, A. and Takenaka, N.,

fluid and structure temperature fluctuations

Numerical evaluation of wall temperature

at T-Junction for thermal fatigue evaluation,measurement method developed to

Nuclear Engineering and Design, Vol. 288

estimate thermal stress at T-junction pipe,（2015），pp. 98-109.
（14） Tanaka, M., Ohshima, H. and Monji, H.,

Mechanical Engineering Journal, Vol.1, No.2
（2014），DOI:10.1299/mej.2014tep0006.

Thermal mixing in T-junction piping system（22） Kamide, H., Igarashi, M., Kawashima, S.,

related to high-cycle thermal fatigue inKimura, N. and Hayashi, K., Study on mixing

structure, Journal of Nuclear Science andbehavior in a tee piping and numericalTechnology, Vol. 47, No. 9（2010），pp. 790-

analyses for evaluation of thermal striping,

801.
（15） Tanaka, M. and Miyake, Y., Numerical

Nuclear Engineering and Design, Vol.239（2009），pp.58-67.

simulation of thermal striping phenomena in（23） Dassault systemes Inc., Abaqus analysis

a T-junction piping system for fundamental

user’s manual, v6.14ja, Chap. 28.1.4, 3D solid

validation and uncertainty quantification

element library（2014），Dassault systemes

by GCI estimation, Mechanical Engineering

Inc.

Journal, Vol. 2, No. 5（2015），DOI:10.1299/
mej.15-00134.
（16） Utanohara, Y., Nakamura, A., Miyoshi, K.
and Kasahara, N., Numerical simulation of
long-period fluid temperature fluctuation（24） Dassault systemes Inc., Abaqus analysis
user’s manual, v6.14ja, Chap. 6.5.2, Heattransfer analysis（2014），Dassault systemesInc.
（25） Dassault systemes Inc., Abaqus analysis

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-2

116

user’s manual, v6.14ja, Chap. 6.2.2, Static
stress analysis（2014），Dassault systemes
Inc.
（26） ANSYS Inc., ANSYS FLUENT Theory
Guide, Release 15.0, Chap.4.12.2, ANSYS, Inc.
（2009）.
（27） ASTM International, Standard practices forcycle counting in fatigue analysis, Annual
book of ASTM Standards 2002 Section III,
Vol.03.01（2002），pp.746-755.

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-3

117

T 字配管合流部分岐管上流への逆流現象の数値シミュレーション＊ 1
Numerical Simulation of Penetration Flow into T-Junction Branch Lines
歌野原
三好

陽一（Yoichi Utanohara）＊２

弘二（Koji Miyoshi）＊２

釜谷昌幸（Masayuki Kamaya）＊２

要約
T 字配管合流部にて温度差のある流体が混合する場合，合流部下流の配管で温度変動に伴う熱疲労が生じることがある．一般に，熱疲労は T 字配管の下流で発生することが多い．しかし，米国の原子力発電所において近年，合流部から分岐管上流部にも熱疲労損傷が発生する事例があった．従って，著者らはこれまでに T-Cubic 実験装置を用いて T 字配管における流れ場の可視化実験を実施してきた．その結果，主管と分岐管の運動量比に応じて主管流体が間欠的に分岐管内に逆流する現象が観察された．そこで本研究では，可視化実験で観察された逆流現象を数値計算で再現することを試みた．CFD ソフトウェア FLUENT 17.2 を用い，ラージエディシミュレー
ションを実施した．作動流体の室温（20℃）の水が，内径 60 mm の主管と内径 30 mm の分岐管から流入するとした．流入境界は主管入口で 3.1 m/s，分岐管入口で 0.9 m/s とした．主管流体と分岐管流体の混合の様子を識別するために，両者の物性値は同一であるものの，成分の異なる流体として取り扱った．主管流体の質量分率分布の計算結果から，主管流体が可視化実験と同様，分岐管内へ間欠的に侵入している様子が再現された．分岐管への逆流原因として，合流による変動で分岐管内流れが壁からはく離して，はく離した間隙に主管流体が侵入するというプロセスが考察された．このような逆流現象は，従来知られていたキャビティ流れ型の逆流現象とは異なるものである．
キーワード熱疲労，T 字配管，分岐管逆流，数値シミュレーション

Abstract
Thermal fatigue cracks may be initiated at T-junction pipes where high- and lowtemperature fluids flow in and mix. Generally, thermal fatigue occurs downstream from the
T-junction. However, according to recent operating experiences in one US nuclear power plant
thermal fatigue occurred in the branch line upstream from the junction. Hence the authors
previously conducted visualization studies of flow fields in a T-junction pipe using the T-Cubic
experimental facility. As a result, it was found that flows from the main pipe penetrated into
the branch line intermittently depending on the momentum ratio between main and branchlines. In the present study, numerical simulations were carried out to reproduce flow fields
observed in the visualization studies. The CFD code FLUENT 17.2 was used and large eddy
simulation was carried out. Inner diameters were 60 mm（main）
and 30 mm（branch）．Water
was room temperature（20℃）and inlet velocities were 3.1 m/s（main）
and 0.9 m/s（branch）．To
distinguish between the fluids from main and branch lines, they were treated as different fluids
while physical properties were kept the same. From the distribution of the mass fraction of themain flow, the main fluid penetrated into the branch line intermittently, the same as seen in thevisualization studies. The most plausible reason for the penetration flow was that the branchflow fluctuated and separated from the wall in the branch line due to mixing and the main flow
penetrated into the separation region. This penetration flow was different from the previously
well-known penetration due to cavity flow.
Keywords＊1

Thermal fatigue, T-junction, Penetration flow, Numerical Simulation

 原稿はThe 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics（NURETH-18）,Paper No. 27613（2019）
本で公表したものを和訳して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 . 27 2020 NT-3

118

1. は
 じめに

日本機械学会では熱疲労を防止すべく，配管の高サイクル熱疲労に関する評価指針（以後，JSME 指

T 字配管は原子力発電プラントや火力発電プラン

針）（5）を発行している．JSME 指針では図１に示す

トにおいて必要不可欠な配管要素である．T 字配管

通り，
主管壁面の合流部上流・下流が評価範囲となっ合流部にて高温水と低温水が混合する際，高サイている．しかし，図２に示すように，合流部から分クル熱疲労が生じる可能性があることが知られて岐管上流部にも熱疲労によると思われるき裂が米国いる．熱疲労は原子力発電プラントの保全におい発電所で発見された（6）．該当部位は JSME 指針のて考慮しなければならない主要な劣化モードであ評価対象外であるため，き裂発生の詳細なメカニズ

る．熱疲労のメカニズムを理解するために，これムの解明が必要である．熱疲労き劣発生の原因としまで数多くの実験が行われてきた．OECD/NEA でて考えられるものに，分岐管への逆流現象が挙げらは，Vattenfall 社により実施された T 字配管に対すれる．このような逆流は “Turbulent penetration”

る流れ場および温度場の測定実験を対象に，いくつ（乱流による侵入）と呼ばれ，これまでいくつか

（1）
（2）

．ま

の研究が行われてきた（7）〜（10）．既存の Turbulent

た，FATHER 実験（3）では，T 字配管合流部での温penetration に関する研究では，分岐管上流側が弁度変動メカニズムを調べるため，実機プラントと同で閉止されているかもしくは，弁リークが発生し主様の高温条件で流体温度と配管壁面温度を計測して管流量よりずっと低い分岐管流量が発生している場

いる．日本原子力研究開発機構（JAEA）は T 字配合が想定されている．

かの国際的なベンチマークを行っている（4）を

著者らもまた，T 字配管の熱疲労を対象とした研実施している．これらの T 字配管に関する実験に対

（12）
（14）
，数値計算（13）の両面から行って究を実験（11）

し，数値流体計算による実験結果の再現方法を確立

きたが，これらは主に合流部下流を対象としたもの

すべく，
これまで様々な取り組みが実施されてきた．

だった．分岐管上流側での熱疲労の可能性を調べる

管を対象とした一連の実験（WATLON 実験）

評価範囲

（16）
は分岐管への逆ために，Miyoshi と Kamaya（15）評価範囲

流現象を可視化実験で観察している．その結果，主管と分岐管の運動量に応じて２つの逆流パターンがあることが明らかになった．しかし，実験は室温の水で行っており，高温による影響（浮力など）は検討されていない．実験により明らかになった分
岐管への逆流に関する知見を補足・拡張するには，数値計算の適用が望ましい．よって，本研究では，逆流現象の可視化実験を対象とした数値流体計算（CFD）を行い，数値流体計算による実験の再現性

図１

について検討する．

JSME 指針における評価範囲

2. 可 視化実験の概要

低温水
低温水

2.1 計
 算対象
溶接線
（16）
Miyoshi と Kamaya に よ る 可 視 化 実 験（15）の溶接線

概要を以下に示す．実験は，図３に示す T-Cubic（Transient Temperature measurement equipment（12）を用いて行った．
at a T-junction pipe）
実験装置（11）高温水
高温水

タンクから供給した作動流体（室温水）をポンプ下

き裂
発生位置
き裂
発生位置
図２

流で２つに分け，試験部の T 字配管で再び合流させてタンクへ戻すループとなっている．作動流体は加（6）

米国原子力発電所でみられた熱疲労亀裂発生箇所

圧せず，大気圧の状態で実験を行った．主管と分岐

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-3

119

軸を通るように照射し，トレーサーとして流れに混入した平均粒径 30 µm のナイロン粒子からの散乱
光を高速度ビデオカメラ（nac Image Technology
社 , MEMRECAM GX-1 Plus） で 撮 影 し た． 粒 子の動きから粒子画像流速測定法（PIV）で 0.02 秒ごとの速度ベクトルを算出した．測定回数は 1155 回，
測定時間は 23.1 秒である．流動様式の判定と主管流体の分岐管への侵入深さは，PIV による流速ベクト
図３ル，および高速度カメラによるナイロン粒子の動き

T-Cubic 実験装置から決定した．

管のそれぞれの上流側には，流れの乱れを除去する

測定の結果，図５に示すように以下の３つの流動ための整流器を設置している．主管と分岐管それぞ様式が観察された．

れで，合流部上流にて発達した流速分布となっていることを確認した．図４は可視化実験用の概略で，（1） 逆流無し

透明なアクリル樹脂で作成した．主管と分岐管の合（2） 巻 き込み型逆流（Entrained penetration）
 

流部の縁は丸みを付けず，角の付いた状態のままと分岐管内の流れが主管の流れにより曲げらした．試験体の配管周囲はウォータージャケットでれ，分岐管内で壁からはく離した領域に主覆い，配管表面における可視化用レーザー光の屈折を低減した．図４では，主管内径 Dm = 60 mm，分

管流体が侵入する流動様式（3） 衝 突型逆流（Impinged penetration）


岐管内径 Db = 30 mm と表記したが，他に Dm = 150
mm，Db =50 mm お よ び Dm = 60 mm，Db = 20



主管流体が分岐管壁面に衝突し，分岐管内へ侵入する流動様式

mm の試験体を製作した．流れ場の可視化には Nd-z

YAG レーザー（Lee Laser 社 , LDP-100MQG）によ上記（3）の流動様式はキャビティフローの一種で，るレーザーシートを主管と分岐管のそれぞれの中心

これまでの文献では “turbulent penetration” としてx

Water jacket

報告されている（7）〜（10）．しかし，上記（2）の流動yzx様式については報告例が無く，本可視化実験によって初めて発見された．図２のき裂発生位置から推定

Water jacket

するに，米国の原子力発電所で発生した熱疲労事例yは，上記（2）の流動様式によって引き起こされた可能性がある．以下では，上記（2）および（3）の流動様式の名称をそれぞれ「巻き込み型逆流」，「衝突型逆流」とする．

図４

可視化実験用アクリル試験体
（Dm = 60 mm, Db = 30 mm）

L(1) 逆流なし(2) 巻き込み型逆流(1) 逆流なし

図６は流動様式線図を示したもので，次式によって定義される主管流れの運動量 Mm および分岐管流れの運動量 Mb によって分類される．

LL(3) 衝突型逆流(2) 巻き込み型逆流

図５

観察された流動様式

L(3) 衝突型逆流

Mm/Mb= 500

Pattern(3)1.0E-04
1.0E+00

INSS JOURNAL Vol .

120

Momentum of flow in branch pipe Mb [kg m/s2]

1.0E+02

1.0E+01
1.0E+02
1.0E+03
2]
Momentum
of
flow
in
main
pipe
M
[kg
m/s
m
27 2020 NT-3

Mm/Mb= 1.0

1.0E+01
1.0E+00
1.0E-01
1.0E-02

Pattern(1)1.0E-03

Pattern(3)1.0E+01
1.0E+02
1.0E+03
Momentum of flow in main pipe Mm [kg m/s2]

 動様式線図（主管運動量 Mm および分岐管運動量流Mb による分類）

R =
m =

m/
m

b = 1/ 4π

巻き込み型逆流による分岐管内最大侵入深さ
5Dm

5Dm

（1）

分岐管流れ方向2m（2）

Db = 30 mm

2 2
b b

（3）

b
b

図７

10Db

1.0E-04
1.0E+00

図６

Pattern(2)Mm/Mb= 500

Dm = 60 mm

ここで，ρ は密度，Um と Ub は主管および分岐管内の流速である．図６に示すように，逆流に関する
流動様式は次の３通りに分類される．

主管流れ方向図８

MR < 1.0:	 逆流無し
1.0 < MR < 500: 巻き込み型逆流
衝突型逆流
500 < MR:

計算領域

い．計算領域は，合流部より主管の上流側及び下流側にそれぞれ 5Dm，分岐管の上流側に 10Db の距離の範囲とした．

（4）

この分類方法は Kamide らによって提案され数値計算条件を表１に示す．CFD ソフトウェア

た合流部下流の流動様式分類を参考にしたもので

FLUENT17.2 を用い，
Large eddy simulation（LES）

ある．

を行った．サブグリッドスケールモデルには動的

60 秒間のナイロン粒子の動画から，最も侵入しSmagorinsky-Lilly モデル（17） を用いた．主管およた深さを最大侵入深さと定義した．図７は巻き込び分岐管の流入速度は，実験において最も深く分岐

み型逆流による最大侵入深さを示したものである．
MR が小さい場合は，分岐管の流れの運動量が比較

管へ侵入した，およそ MR = 30 での値（図７）を設

的大きいので，主管の流れは分岐管に侵入できない．
MR が増加するに伴い，最大侵入深さはより深くなも考慮し，時間平均速度分布に変動速度を付加してり，およそ MR = 30 でピーク値 0.5Db となった．

26 万セルである．壁面でのメッシュ第１層厚さは3. 数
 値計算方法

主管で 0.01 mm，分岐管で 0.02 mm である．計算領
域全体で壁面 y+ の値は５以下であり，壁面境界条定した．流入境界で Vortex 法（18） による速度変動
いる．図９に計算メッシュを示す．メッシュ数は約

件は粘着条件を適用している．初期条件は標準 k-ε

図８は計算領域を示したものである．図４に示しモデルによる定常計算結果を用い，計算解が準定常た実験で用いた試験体と寸法は同様だが，流体領域状態になるまで2.5秒間計算を行い，続く10秒間（12.5

のみモデル化し，配管金属は計算領域に含めていな秒まで）で統計量を算出した．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-3

表１

121

計算条件

ソフトウェアFLUENT 17.2

流体（水）

密度

998.2 kg/m3（20.0℃）

粘性係数

9.626 x 10-4 Pa s

乱流モデル

LES（Dynamic Smagorinsky-Lilly）

流入境界

主管入口

管断面平均値 Um = 3.07 m/s

分岐管入口

管断面平均値 Ub = 0.90 m/s

境界条件

流速分布

測定結果を使用

速度変動

Vortex 法で乱流強度分布を指定

流出境界

圧力境界

壁面

粘着条件

時間刻み

0.0002 s合流部上流での主管断面

時間

初期条件

標準 k-ε 計算結果
合流部での主管断面

統計量（時間平均および変動値）

2.5 〜 12.5 s の値で算出

流体

計算メッシュ

258,000 セル
+

５以下

壁面 y

4.1 速
 度分布
図 10 に主管及び分岐管の中心軸を含む断面における速度分布の一例を示す．この場合，合流部下流

合流部上流での主管断面で分岐管流れがはく離・再付着し，壁面に付着して合流部での主管断面流下する，いわゆる「壁面噴流」の流動様式が形成されている．主管上流側の分岐管壁面の近傍では，
図９分岐管内で流れが逆流しており，図５で示した巻き込み型逆流が再現されている．侵入深さ L は時間と管断面の計算メッシュ

ともに変動しており，４秒時で L = 0.7 Db，4.5 秒時
で L = 1.0 Db であった．

4. 結 果と考察

図11は時間平均流速を実験データ（PIV 計測結果）

以下で示す計算結果において，x，y，z 座標は主と数値計算結果とで比較したものである．計測範囲

管流れ方向，水平方向，鉛直方向とした（図４）．

は分岐管内のみである．ただし，実験で得られた画座標原点は主管中心軸と分岐管中心軸の交差点と像は試験体の主管と分岐管の繋ぎ目で，接着剤などする．

の影響で不鮮明となったため，データとして採用せ(a) 4秒(b) 4.5秒(a) 4秒(b) 4.5秒
図 10

瞬時の速度場

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-3

122

流れ方向

流れ方向

流れ方向

z

x

y

図 11

1.4

1.2

1
z velocity [m/s]z velocity [m/s]

1.2
0.8
0.6
0.4
0.2
0

1.4

L = 0.5 Db

Lz = 1.0 Dbb
1.2 1.4 Lz = 1.0 D

L = 0.5 Db

1
0.8
0.6
0.4
0.2

Exp. data (PIV)Exp. data (PIV)
CFD (0.26 mil.)
CFD (0.26 mil.)
CFD (0.71
mil.)
CFD(0.71 mil.)
CFD (2.15
mil.)
CFD(2.15 mil.)z velocity [m/s]1.4分岐管内での z 方向速度時間平均分布

1z velocity [m/s]

x

y

流れ方向

z

0.8
0.6

1.2

bb

1

Exp. data (PIV)Exp. data (PIV)
CFD (0.26 mil.)
CFD (0.26 mil.)
CFD
mil.)
CFD (0.71(0.71 mil.)
CFD
mil.)
CFD (2.15(2.15 mil.)

0.8
0.6

0.4 0.4
0.2 0.2000-0.5-0.2-0.4 -0.1-0.3 -0.2
0.4 0.5 -0.5 -0.5
-0.1 0 0 0.1
0.1 0.2
0.2 0.3-0.5 -0.4 -0.3
0 -0.10.1 00.2 0.10.30.20.40.3 0.5-0.4 -0.4-0.3-0.3-0.2-0.2-0.1
0.3 0.4
0.4 0.50.5
x / Db [-]x / Db [-]x / Db [-]x / Db [-]図 12 z 方向速度の時間平均分布(a) L = 0.5Db(b) L = 1.0Db(a) L = 0.5Db
ず黒塗りとした．実験結果と計算結果を比べると，(b) L = 1.0Db
解像度の計算メッシュを用いると膨大な計算時間が主管下流側の角で流速が増加し，主管上流側の角でかかるため，ここではある程度精度を犠牲にし，定減速する，といった定性的な傾向は数値計算で再現性的な傾向が再現できるメッシュを採用した．そしされている．ただ，数値計算では低流速の範囲が実て，メッシュ収束性と離散化誤差の推定を ASME
V&V 20（19）に基づき行った．x, y, z 方向に 1.4 倍ず

験データより広範囲になった．より定量的に比較したものが図 12 で，速度分布は実験データをよく再現しているが，上流側（x = -0.5 Db）では速度を過

つ解像度を上げた３種類の計算メッシュ（26万セル，小評価した．図 12 では３種類の計算メッシュ（26

大侵入深さの計算値（4.4 節で詳述）を用いた．評

万セル，71 万セル，215 万セル）の計算結果を示し

価結果を表２および図 13 に示す．φext21 はメッシュている．計算結果のメッシュ収束性については次節を無限に細かくし，h = 0 となった場合の推定収束値である．使用したメッシュによる計算値と φext21

で述べる．

4.2 メ
 ッシュ収束性と離散化誤差

71 万セル，215 万セル）を使用した．推定には，最との相対誤差を評価したものが Grid convergenceindex（GCI）である．GCI の値は，大きいもので 4.7%であった．より詳細なメッシュ収束性を評価するに数値計算では計算メッシュのセルの大きさに応じは，より解像度の高い計算メッシュを使用して計て離散化誤差が発生するが，セルサイズを細かくし算結果を比較する必要がある．26 万セルの計算結メッシュ解像度を上げると，離散化誤差は低減し，果でも定性的な傾向は十分再現できていると判断しある一定の計算解に収束する．よって，数値計算でて，以後では 26 万セルの計算結果を示した．

はメッシュ解像度に依存しなくなる程度に収束した計算解を用いることが望ましい．ただし，あまり高INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-3

表２

123

メッシュ収束性の推定

セル数

N1, N2, N3

2151200, 707952, 258000

セル幅h1, h2, h3［mm］

セルサイズ比r21（= h2 /h1）

1.45

セルサイズ比r32（= h3 /h2）

1.40

評価パラメータ（最大侵入深さ）

φ1, φ2, φ ３

収束次数

p

0.957, 1.39, 1.94

0.72, 0.96, 0.94
6.2

φext

0.693

Grid convergence index（N1 と N2）

GCI21

4.7%

Grid convergence index（N2 と N3）

GCI32

0.4%

図13

1
0.9
0.8
0.7
0.6
0.5
0.4
0.3
0.2
0.1
0

Extrapolated value

Experimental data

0

0.5

1

L/D

L/D

h = 0 での補外値

21

1
0.9
Extrapolated value
0.8
0.7
0.6
0.5
0.4
Experimental data
0.3
0.2
0.1
0
1.5 0
2 0.5 2.5 1

grid size h [mm]

不安定による波と考えられる．このように，合流部
下流の流体混合の様子ははっきり現れているが，分岐管内の主流の質量分率が低すぎるため，図 14 のダイナミックレンジでは，分岐管内への主流の侵入は判明しなかった．よって，図 15 に示すようにカラーバーの上限を 0.1% と低くし，0.1% を超える値を赤く表示した．その結果，主管流体侵入が鮮明に示された．赤色の領域は，分岐管内で逆流が生じている箇所まで続いていた．
流れの方向から考えると，
1.5
2
2.5

grid size 主管流体は分岐管流体と混合しながら，分岐管内の
h [mm]
はく離点付近まで侵入していると考えられる．侵入

分岐管内の最大侵入深さの計算値のメッシュ収束性

4.3 分
 岐管内における
主管流体の質量分率分布

深さの計算結果は変動しているが，これははく離点
位置もまた変動し，時間とともに移動するためである．これらの結果を踏まえると，巻き込み型逆流における侵入深さの変動は壁面温度の変動を引き起こ

数値計算では主管と分岐管の流体を区別できるよう，物性値（密度と粘性係数）は同一だが成分が異しうるため，場合により熱疲労を生じさせる可能性がある．

なる流体として取り扱った．これにより，分岐管内における主管流体の侵入深さを同定することが可能となる．図 14 に主管流体の質量分率を示す．赤色
が主管流体，青色が分岐管流体を示す．主管と分岐管の流れの境界で波立ちがあり，Kelvin-Helmholtz(a) 4 s(b) 4.5 s(a) 4 s図 14(b) 4.5 s

主管流体の質量分率（矢印は流れ方向を示す．）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-3

124(a) 4 s図 15(b) 4.5 s

主管流体の質量分率（上限を 0.1% に制限，矢印は流れ方向を示す．）

4.4 分
 岐管内への主管流体侵入深さ

1.2
1分岐管への最大侵入深さを判定するために，図ごとに 1.9 Db まで，各断面で± 30°, ± 15°, 0°の５角度で，計 100 点設置した．各モニター点で主管流体の質量分率を１タイムステップ（0.2 ms）毎に記

0.8

Lmax / D [-]

16 に示すようなモニター点を設置した．分岐管壁
面からは 1 mm 離れ，深さ方向には 0.1 Db（3 mm）

0.6
0.4
0.2

録した．
図 17 に分岐管内への主管流体の最大侵入深さの0-30

円周方向分布を示す．最大侵入深さは，主管流体の質量分率が 0.1% 以下に低下する点として定義した．

1 mm

なお，数値計算上にて，流速ベクトルにより判定した最大侵入深さと，主管流体の質量分率により判定

z

した最大侵入深さがほぼ一致することを確認している．26 万メッシュを用いた計算結果では円周方向によらず，主管流体は
1.0 Db 程度まで侵入する結果(a) 4 s(b) 4.5 s

Exp. data
CFD (0.26mil. cells)
CFD (0.71mil. cells)
CFD (2.15mil. cells)

図17

-15

0
θ [deg]1530

分岐管内への主管流体最大侵入深さの円周方向分布

5.+30°
結
 論

z

x

+15°
T 字配管合流部における分岐管内への主管流体の0°
侵入について数値流体シミュレーションを行い，侵となった．一方，実験結果では図７に示すように，
およそ MR = 30 で最大侵入深さはピーク値 0.5 Db で入深さの再現精度を検討した．これまでの可視化実-15°あり，計算結果は現段階では実験結果を過大評価す

逆流，衝突型逆流）が観察された．ここでは，主管る結果となった．分岐管内への主管流体侵入深さの上流側の分岐管壁面の近傍に主管流体が侵入する

再現精度の向上が今後の課題である．

「巻き込み型逆流」を対象に数値計算を行った．

験では，２つの逆流に関する流動様式（巻き込み型

-30°

y

その結果，巻き込み型逆流の特徴である，主管上流側の分岐管壁面の近傍での逆流が再現された．時間平均速度は実験データをほぼ再現していたが，壁1 mm

面近傍で速度を過小評価した．主管流体の質量分率

z

+30°

z

+15°
0°

x

子が再現されていた．このことは，巻き込み型逆流-15°により分岐管壁面温度が変動し，最終的には熱疲労-30°に繋がる可能性を示唆している．最大侵入深さの計y
図 16分布から，侵入深さが時間とともに変動している様

主管流体検知用のモニター点（赤い×印）

算値は，26 万メッシュを用いた場合，実験データよりも２倍程度過大評価しており，予測精度向上が今後の課題である．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-3

6. 参
 考文献

125

Engineering and Design, 276, pp. 43-53（2014）．

（1） O E C D / N E A , “ O E C D / N E A - V a t t e n f a l l（11） K. Miyoshi, A. Nakamura and Y. Utanohara,

T-junction benchmark specifications,” Final“An Investigation of Wall Temperatureversion,（2009）．

Characteristics to Evaluate Thermal（2） OECD/NEA, “Report of the OECD/NEA-

Fatigue at a T-Junction Pipe,” Mechanical

Vattenfall T-junction benchmark exercise,”Engineering Journal, 1（5），pp. tep0050.

Report No. NEA/CSNI/R（2011）5,（2011）．

（2014）．

（3） O. Braillard, R. Howard, K. Angele, A.

（12） K. Miyoshi, M. Kamaya, A. Nakamura andShams and N. Edh, “Thermal mixing in aY. Utanohara, “An Investigation of Thermal

T-junction: Novel CFD-grade measurements

Stress Characteristics by Wall Temperatureof the fluctuating temperature in the solid

Measurements at a Mixing Tee,” Nuclear

wall,” Nuclear Engineering and Design, 330,

Engineering and Design, 298, pp. 109-120

pp. 377-390（2018）．

（2016）．

（4） H. Kamide, M. Igarashi, S. Kawashima, N.

（13） Y. Utanohara, A. Nakamura, K. Miyoshi

Kimura and K. Hayashi, “Study on Mixing

and N. Kasahara, “Numerical Simulation of

Behavior in a Tee Piping and NumericalLong-Period Fluid Temperature Fluctuation

Analyses for Evaluation of Thermal

at a Mixing Tee for the Thermal Fatigue

Striping,” Nuclear Engineering and Design,

Problem,” Nuclear Engineering and Design,

239, pp. 58-67（2009）．

305, pp. 639-652（2016）．

（5） 日本機械学会，配管の高サイクル熱疲労に関する評価指針，JSME S 017-2003（2003）．

（14） Y. Utanohara, K. Miyoshi and A. Nakamura,“Conjugate Numerical Simulation of Wall

（6） M. McDevitt, M. Hoehn, T. Childress and R.

Temperature Fluctuation at a T-Junction

McGill, “Analysis and Impact of Recent U.S.

Pipe,” Mechanical Engineering Journal, （5 3），

Thermal Fatigue Operating Experience,”

pp. 18-00044.（2018）．

Fourth International Conference on Fatigue（15） 三好，釜谷，プラント配管の熱疲労防止に向of Nuclear Reactor Components, Sevilla,

けた流動挙動の検討，日本機械学会 2017 年度

Spain, Sep. 28- Oct. 1, Paper No. 27（2015）．

年次大会，埼玉，９月，Paper No. J0310201（7） J.H. Kim, R.M. Roidt and A.F. Deardorff,（2017）．

“Thermal Stratification and Reactor Piping（16） 三好，釜谷，T 字合流部の熱疲労防止に向け

Integrity,” Nuclear Engineering and Design,

た流動現象の検討，日本機械学会 2017 年度

139, pp. 83-95（1993）．

年次大会，大阪，９月，Paper No. J0320301（8） E. Deutsch, P. Montanari and C. Mallez,“Isothermal Study of the Flow at the（2018）．
（17） D. K. Lilly. “A Proposed Modification of theJunction between an Auxiliary Line andGermano Subgrid-Scale Closure Model,”Primary Circuit of Pressurised Water

Physics of Fluids. 4. pp. 633-635（1992）．

Reactor,” Journal of Hydraulic Research, 35（6），pp. 799-812（1997）．
（9） R. Zboray and H.-M. Prasser, “On the（18） ANSYS Inc., ANSYS FLUENT Theory
Guide, Release 18.2, Chap. 4.14.3.1, ANSYS,
Inc.（2017）．

Relevance of Low Side Flows for Thermal（19） ASME（American Society of Mechanical

Loads in T-junctions,” Nuclear Engineering

Engineers）, “Standard for Verification andand Design, 241, pp. 2881-2888（2011）．

Validation in Computational Fluid Dynamics（10） J. Kickhofel, V. Valori and H.-M. Prasser,and Heat Transfer,” ASME V&V 20-2009“Turbulent Penetration in T-junction
Branch Lines with Leakage Flow,” Nuclear（2009）．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-4

126

原子炉容器鋼中の溶質原子クラスタ形成に対する Mn の影響
Effects of Mn on Solute Atom Clustering in Reactor Vessel Steels
藤井克彦（Katsuhiko Fujii）＊1

福谷耕司（Koji Fukuya）＊1

要約
原子炉容器鋼に中性子照射で形成する溶質原子クラスタの形成機構を明らかにすることを目的に，Mn 濃度が 0.19 から 1.87wt% の Fe-Mn 合金を用いて Mn の影響を調べた．290℃でイオン照射した Fe-Mn 合金試料について３次元アトムプローブ測定により Mn のクラスタ形成を調べた結果，クラスタの形成により照射硬化を定量的に説明できることを確認した．また，Mn 濃度
が 0.6wt% 以上では Mn のクラスタが母相に均一に形成し，溶質原子クラスタの形成機構に対するMn 濃度の影響は小さいことが分かった．
キーワード

照射脆化，原子炉容器，アトムプローブ，溶質原子クラスタ

Abstract
To investigate the influence of Mn on the solute atom clustering in the reactor
vessel steels irradiated by neutrons, ion-irradiation experiment was carried out using Fe-Mn
alloys with Mn concentration between 0.19 and 1.87wt%. Specimens irradiated by iron ions at
290℃ to 1 dpa were examined by atom probe tomography. Mn-enriched clusters were observedin all specimens. The irradiation hardening correlated well with Mn-enriched cluster formation.
The clusters formed homogeneously in the bulk at the Mn concentrations of 0.6wt% or more.
The small influence of Mn concentration on the solute atom clustering was indicated.
Keywords

radiation embrittlement, reactor vessel, atom probe tomography, solute atom cluster

1. は
 じめに

究から，溶質原子クラスタとして銅（Cu）
，マンガ
ン（Mn）
，ニッケル（Ni），シリコン（Si）が集積軽水型発電炉の原子炉容器鋼の照射脆化は重要なしたクラスタが形成されること，マトリックス損傷

高経年化事象の一つである．このため，非常に多くとして格子間原子型の転位ループが形成されることの研究が行われ，延性－脆性遷移温度の上昇や上部が明らかになっている（10）〜（13）．また，溶質原子ク

棚エネルギーの低下に関するデータの蓄積とこれラスタの組成が材料の組成に依存すること，形成しを用いた現象論的な脆化予測式の改良が行われてたクラスタの体積率によって硬化量を比較的よく整

（1）〜
（4）

．また，脆化因子の実体が次第に明らか

理でき，脆化の主要因は溶質原子クラスタの形成でになるにつれて，物理的な脆化機構に立脚した予測（13）．しあると考えられることが報告されている（12）

きた

（5）
〜
（8）

，国内では 2007 年に日本

かし，溶質原子クラスタ，特に Cu を含まない Mn-

電気協会の電気技術規格 JEAC4201「原子炉構造材

Ni-Si クラスタ等の形成機構や，転位ループのクラの監視試験方法」が改訂された（9）．原子炉容器にスタ形成核としての役割，クラスタを構成する個使用されている A533B 鋼等の低合金鋼では，ナノ別元素のこれらへの影響についてはよく分かってメートル（nm）
・スケールの極めて微細な溶質原子いない．

式の開発が進められクラスタの形成やマトリックス損傷と呼ばれる照射

脆 化 予 測 の 高 度 化 の 動 向 に つ い て は， 九 州 電

欠陥集合体の形成が照射脆化因子であり，照射脆化力株式会社玄海発電所１号機等，加圧水型原子機構の解明には材料組成や照射条件が異なる場合の炉（pressurized water reactor, PWR） で 最 近 得

照射ミクロ組織変化を把握して，それらの硬化へのられた長時間の監視試験データにおいて，規格寄与度を明らかにすることが重要である．最近の研JEAC4201-2007 に基づく予測を上回る傾向にある＊ 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 . 27 2020 NT-4

127

場合があった．このため，最新の監視試験片の測定

イオン照射した後，硬さを測定して照射硬化挙動を結果と加速照射による高照射量データを加えるとと調べるとともに，APT 測定で硬化因子を調べた．

もに，高照射量のデータに重み付けし，高照射量領域の予測精度を上げた係数の設定による予測式の見直しが進められ，「2013 年追補版」として改訂されている（14）．さらに，2013 年以降にも高照射量の監視試験データが蓄積されており，これを反映した

2. 実
 験方法
2.1 供
 試材

JEAC4201 の改訂も検討され始めている（15）．次回

Mn 濃度を 0.19 から 1.87wt% の範囲で変化させた

改訂でもミクロ組織変化も踏まえた精緻な予測が取Fe-Mn 合金７種を用いた．合金は真空溶解および（16），高照射量までの脆化

熱間鍛造により作製した．表１に Mn 濃度と最終熱機構を確認してゆくことが肝要である．このために処理条件をまとめて示す．なお，
不純物濃度（wt%）

も，溶質原子クラスタを構成する Cu，Mn，Ni，Si

は <0.005C，<0.02Si，<0.002P，<0.001S，<0.032O，の個別元素の脆化に対する影響を確認することが必<0.019N である．

り入れられると考えられ要である．

試験片形状は，長さ 4 mm，幅 2 mm，厚さ 0.4

そこで，溶質原子クラスタを構成する Cu，Mn，mm の板状である．イオン照射する面は，エメリー

Ni，Si の個別元素のミクロ組織変化と硬化に対す

紙 #1200 まで湿式研磨した後，粒径 3 µm のダイヤる影響を調べるために，低 Cu 濃度の実用低合金

モンドでバフ研磨し，さらに，コロイダルシリカ

鋼 の 化 学 組 成 を 模 し た Fe-1.5Mn-0.5Ni-0.25Si 合 金

0.02 µm でダイヤモンド研磨による変質層を取り除をベースにした原子炉容器鋼モデル合金 10 種をいた．

イオン照射した後，硬さを測定して照射硬化挙動

イオン照射は京都大学イオン照射設備 DuET でを調べるとともに，アトムプローブ（atom probe

実施された．照射には，6.4 MeV の Fe3+ イオンを

（17）

．

用いた．照射温度は 290℃であり，深さ 600 nm でその結果，すべての試料に溶質原子クラスタの形の照射量／損傷速度は 0.1 dpa / 1.1 × 10-4 dpa/s と成が確認され，球状のクラスタに加えて，棒状の1 dpa / 1.1 × 10-4 dpa/s の２条件である．なお，照Mn や Mn/Ni のクラスタの形成が認められた．Fe-

射量はイオン注入解析用ソフトウェア SRIM2006 を

1.5Mn-xNi 合金系では，Ni 濃度が高くなるほどルー用い（18），純 Fe を仮定してはじき出しエネルギーを
Ed = 40 eV として計算した．

tomography, APT）分析で硬化因子を調べた

プ状の Mn/Ni の集積が顕著になり，Mn 単独の集積は減少する傾向があった．これは Ni の添加が転位
ループの形成を促進し，その転位ループに Mn が集積することで，Mn の単独の集積・クラスタ化が抑制されたと考えられた．また，Fe-1.5Mn-xSi 合金系
では，Si 濃度の増加に伴い Mn クラスタが認められなくなるとともに，ループ状の Si の集積が顕著になる傾向が認められた．Fe-1.5Mn-xNi 合金では Niと Mn が共に転位ループに集積することが見られた
が，Fe-1.5Mn-xSi 合金では Si のみが転位ループに集積した．Si が共存すると，Si と転位ループ等の点

表１

Fe-Mn 合金の化学組成と熱処理

合金

Mn 濃度（wt%）

最終熱処理

Fe-0.2Mn

0.19

1000℃× 1h+ACFe-0.6Mn

0.55

1000℃× 1h+ACFe-0.7Mn

0.67

740℃× 2h+WQ

Fe-0.9Mn

0.94

1000℃× 1h+ACFe-1.3Mn

1.25

740℃× 2h+WQ

Fe-1.5Mn

1.45

1000℃× 1h+ACFe-1.9Mn

1.87

欠陥シンクとの反応が先行することで Mn の集積は抑制され硬化が小さくなる機構が考えられた．一方で，Mn を含まない合金ではクラスタの数密度が低く，Mn が溶質原子クラスタの形成に強く影響することが示唆された．

1000℃× 1h+AC
AC：空冷，WQ：水冷

2.2 材
 料試験および分析（1）硬さ測定

そこで，本研究では，溶質原子クラスタ形成に対硬さは，超微小押し込み硬さ試験機（ELIONIXする Mn の影響を調べるために，Mn 濃度を 0.19 かENT-2100）を用い，ナノインデンテーションによら 1.87wt% の範囲で変化させた Fe-Mn 合金７種をり 押 込 み 深 さ 300 nm で 測 定 し た．6.4 MeV Fe+3

128

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-4

イオン照射では，ピーク損傷深さは約 1500 nm であり，最大深さは約 2000 nm である．照射材では
超微小硬さ測定の押込み深さの４倍程度の深さ領域が塑性変形し，この領域の硬さの平均値が測定される（18）．今回の測定では押込み深さを 300 nm とすることで損傷領域のみの硬さを得た．
（2）アトムプローブ測定
APT 測定には，日本原子力研究開発機構の敦賀廃止措置実証部門新型転換炉原型炉ふげんの管理区域内にある高経年分析室に導入された CAMECA 社
製の LEAP3000XHR を用いた．測定はレーザーパ

図１

ルスモードで行い，試料温度は -208°，レーザー出
力は 0.2 nJ とした．

損傷量に対する硬さの変化

金 に よ り 異 な り，Mn 濃 度 0.19wt% の Fe-0.2Mn 合

測 定 用 の 針 状 の 試 料 は， 集 束 イ オ ン ビ ー ム

金では硬さの増加量が比較的小さく，Mn 濃度の増（focused ion beam, FIB）加工装置（HITACHI 製

加により硬さの増加量は大きくなる傾向を示した．

NB5000） を 用 い て 作 製 し た．FIB の マ イ ク ロ サ

ただし，Fe-0.7Mn 合金については硬さの増加量がンプリング機構を用いて微小サンプル（2 × 2 ×

小さい傾向が認められた．合金の最終熱処理工程を10 µm）を切り出した後，タングステン（W）ニー

比較した結果，Fe-0.7Mn 合金および Fe-1.3Mn 合金

ドルの先端に W 蒸着で固定し，リング状にビームは 740℃で２時間アニールした後に水焼入れされたを走査して試験片を削り円錐状に加工した．なお，ものであるのに対して，他の合金は 1000℃で１時

加工の進行に伴いリングの大きさとイオンビームの間アニールした後に空冷されたものであることが分強度と加速電圧を小さくすることで，加工ビームのかった．図２に最終熱処理条件で分けて硬さの増加

影響を極力排除しつつ先端径 0.1 µm の針状に加工

量の照射による変化を示した．Mn 濃度の増加に伴した．

い硬さの増加量は大きくなる明確な傾向が確認でき

APT 測定で収集したデータは，質量／電荷比ごる．また，水焼入れした材料でも空冷の材料と同様とに元素の種類を決定し，Fe，Mn の３次元像形

な Mn 濃度の影響が認められ，定性的には熱処理に成処理（測定したデータからアトムマップを再構

よらず同様な Mn 濃度依存性を示すことが確認され成するコンピュータ処理）を行った．なお，３次た．

元像形成処理においては，アトムマップの z 方向長

図３には，最終熱処理が 1000℃で１時間アニーさを最適化するために，電界蒸発場（Evaporation

ルした後に空冷された材料について，照射に伴う硬Field）30.0 V/nm とアトムマップの伸長係数（Imageさの増加量の Mn 濃度依存性を示した．照射量が 0.1

Compression Factor）1.65 を用いた．

dpa では Mn 濃度が 0.6wt% 以上で増加量に大きな差

3. 結
 果
3.1 硬
 さ測定

はない．一方，照射量が1 dpa では Mn 濃度が1.0wt%
以上で増加量に大きな差はない．照射量が増加する
ほど Mn の影響が飽和する濃度が高くなる傾向が確認された．
図４には，最終熱処理が 1000℃で１時間アニー

各合金に対して測定された損傷量に対する超微小ルした後に空冷されたもののみについて照射量当た硬さの変化を図１に示す．誤差は測定値の標準偏差りの硬さの変化量の Mn 濃度依存性を示した．照射で評価したが，マーカーの大きさ以下である．各合

量 0.1 dpa までの照射では Mn 濃度 0.19wt% では照金の未照射材の硬さは 1.6 〜 2.0 GPa の範囲にあり，射に伴う硬さの増加量が Mn 濃度 0.55wt% と比べてMn 濃度の増加に伴い増加する傾向があるが，その小さく，Mn 濃度が 0.55wt% 以上では Mn 濃度によ違いは大きくない．硬さは照射量の増加に伴い増加

らず 8 GPa/dpa 程度の値であった．これに対して，

するが，飽和する傾向を示した．硬さの増加量は合照射量が 0.1 〜 1.0 dpa では Mn 濃度によらず 1 GPa/INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-4

図３

図２

129

硬さの増加量の Mn 濃度依存性

硬さの増加量の照射による変化
図４

照射量あたりの硬さの変化量の Mn 濃度依存性

dpa 程度の値であった．この結果は，照射の初期にMn 濃度が 0.2 から 0.6wt% 程度で照射硬化挙動が異なること示しており，
ミクロ組織変化が異なること，
Mn 濃度が 0.6wt% 以上では類似なミクロ組織変化を生じている可能性を示唆する．

3.2 ア
 トムプローブ測定
図５には，測定された Mn の原子マップをまとめ・クラスタ抽出条件
コア原子：Mn，コア原子間距離 ≦ 0.8 nm
コア原子数 ≦ 20
・周辺原子抽出条件
周辺原子－コア原子間距離 ≦ 0.5 nm
・周辺原子の一部取り除き条件
周辺原子－コア原子間距離 ≦ 0.5 nm
コア原子数 ≦２て示した．Mn 濃度が 0.2wt% で照射量 0.1 dpa の試

図６には，溶質原子クラスタのサイズ分布を，各料においても Mn クラスタの形成が認められ，Mn

Fe-Mn 合金について照射量で比較して示した．照濃度によらず照射量の増加に伴い Mn クラスタは成射量が 0.1 dpa では，Mn 濃度によらずに，クラス長する傾向が認められた．ただし，Mn 濃度が最もタのサイズ分布は１つのピークであった．照射量が低い Fe-0.2Mn 試料では均一な Mn のクラスタ形成

1.0 dpa では，クラスタのサイズ分布は２つのピーは認められず，特定の領域にまとまってクラスタがクを示した．これは，照射量の増加に伴いクラスタ形成している様子が観察された．

が成長するとともに，新たにクラスタが形成して溶質原子クラスタを定量的に検討するため，再帰いることを示唆する．ただし，Mn 濃度が最も高い的探査アルゴリズムに基づくクラスタ解析を行っFe-1.9Mn 試料については，大きなクラスタの割合

た．抽出条件等の解析パラメータは下記の通りでが低く，クラスタの成長が抑制されていることが示

ある．

唆される．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-4

130

図５

イオン照射した Fe-Mn 合金中の Mn マップ

図６

溶質原子クラスタのサイズ分布

表２に溶質原子クラスタの解析結果を硬さの増加

なる傾向が認められ，照射量の増加に伴う変化は小量とともにまとめて示した．図７には，Mn 濃度にさい．この結果は，0.1 dpa の照射において，Mn 濃

対する溶質原子クラスタの平均直径，数密度，体積度に依存した溶質原子クラスタの核が形成し，照射率および平均 Mn 濃度の変化を示した．溶質原子クにより新たに核を形成するよりもむしろ成長する挙

ラスタの平均直径は Mn 濃度によらず照射量の増加

動を取ることを示唆する．溶質原子クラスタの体積に伴い大きくなる傾向を示し，照射に伴い Mn が集率については，Mn 濃度の増加に伴い大きくなる傾

積して成長することが分かった．溶質原子クラスタ

向が認められ，照射量の増加に伴いその増加傾向はの数密度については，Mn 濃度の増加に伴い大きくより顕著になる．ただし，Mn 濃度が最も高い Fe-INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-4

表２

131

溶質原子クラスタの解析結果

合金

照射量
（dpa）

硬さ増加量
（GPa）

平均直径
（nm）

数密度
（m-3）

体積率

平均 Fe 濃度（at%）

平均 Mn 濃度（at%）

Fe-0.2Mn

0.1

0.24

2.3

7.7 × 1021

0.0001

62.26

37.74

Fe-0.6Mn

0.1

0.75

3.1

1.5 × 1023

0.0024

63.32

36.68

23

Fe-0.7Mn

0.1

0.58

3.7

1.8 × 100.0046

64.67

35.33

Fe-0.9Mn

0.1

0.86

3.1

4.6 × 1023

0.0070

62.28

37.72

3.3

3.8 × 1023

0.0070

67.66

32.34

23

Fe-1.3Mn

0.1

0.76

Fe-1.5Mn

0.1

0.84

3.2

5.0 × 100.0088

65.70

34.30

Fe-1.9Mn

0.1

0.83

3.3

9.6 × 1023

0.0176

66.50

33.50

4.0

7.6 × 10220.0025

63.21

36.79

23

Fe-0.2Mn

1.0

0.76

Fe-0.6Mn

1.0

1.50

5.4

2.2 × 100.0184

70.04

29.96

Fe-0.7Mn

1.0

1.35

6.0

2.0 × 1023

0.0224

71.42

28.58

23

Fe-0.9Mn

1.0

1.82

5.2

4.0 × 100.0298

69.82

30.18

Fe-1.3Mn

1.0

1.62

5.7

4.1 × 1023

0.0402

68.95

31.05

5.9

4.7 × 1023

0.0494

69.70

30.30

7.4 × 1023

0.0315

67.18

32.82

Fe-1.5Mn
Fe-1.9Mn

1.0
1.0

1.72
1.75

4.3

1.9Mn 試料については 1.0 dpa 照射において体積率が小さくなる傾向が認められた．これは，これより

4. 考
 察

低い Mn 濃度の試料に比べて，溶質原子クラスタのイオン照射した Fe-Mn 合金のミクロ組織変化と数密度が照射量の増加により減少する傾向を示すと硬化との関係を以下で検討する．低合金鋼の照射脆ともに平均直径も小さい傾向であることによる．ま化因子として溶質原子クラスタが考えられ，その体

た，溶質原子クラスタ以外の照射損傷組織の形成に

積率の平方根と硬さの増加量によい相関があること

より Mn の集積が抑制された可能性を示唆する．溶が知られている．図８には，イオン照射 Fe-Mn 合

質原子クラスタの平均 Mn 濃度については，Mn 濃

金で観察された Mn クラスタの体積率の平方根と硬度と照射量による変化は小さく，30 〜 40at% の Mn

さの増加量との関係を示した．比較的よい相関が認濃度であり，ほぼ一定の Mn/Fe 比の溶質原子クラ

められ，イオン照射による硬さの増加が溶質原子クスタが形成していることが分かった．ただし，高照

ラスタの形成により説明できることを示唆する．

射の方が幾分小さくなる傾向があるが，これは溶質図４に示した単位照射量当たりの硬さの変化量の原子クラスタの成長によりクラスタとマトリックス

Mn 濃度依存性から，高照射量において Mn 濃度がの界面の影響が大きくなり，クラスタ解析において0.2 から 0.6wt% で照射硬化挙動が異なることが分か

クラスタ周りの Fe がより多く取り込まれるためとり，ミクロ組織変化が異なること，Mn 濃度が 0.6wt%

考えられる．

以上では類似なミクロ組織変化を生じている可能性

合金の製造工程の違いの影響については，740℃が示唆された．APT 測定の結果，Mn 濃度が 0.6wt%

で ２ 時 間 ア ニ ー ル し た 後 に 水 焼 入 れ さ れ た Fe-

以上では Mn のクラスタが母相に均一に形成してい0.7Mn 合金および Fe-1.3Mn 合金の試料で，他の合ることが確認され，硬さの変化の傾向とよく一致し

金（1000℃で１時間アニールした後に空冷）試料にた．また，Mn 濃度が最も低い Fe-0.2Mn 試料では，比べて，違いは小さいが，溶質原子クラスタの平均

図５に示したように，均一な Mn のクラスタ形成は直径が大きく，数密度が小さい傾向が認められた．

認められず，特定の領域にまとまってクラスタが形

ただし，体積率で比較すると影響が相殺し，合金の成している様子が観察された．このような溶質原子製造工程の違いの影響は認められない．

クラスタの形成の空間的な違いが硬化挙動の違いに影響していると考えられる．Mn のクラスタは面上に間隔を置いて存在しており，何らかの面状の組織，
例えば転位ループ上での形成が考えられる．
溶質原子クラスタを構成する Cu，Mn，Ni，Si

132

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-4

(1)

(2)

図８ クラスタの体積率の平方根と硬さの増加量との関係の個別元素のミクロ組織変化と硬化に対する影響を調べるために，低 Cu 濃度の実用低合金鋼の化学組成を模した Fe-1.5Mn-0.5Ni-0.25Si 合金をベースにした原子炉容器鋼モデル合金 10 種をイオン照射した後，硬さを測定して照射硬化挙動を調べるとともに，APT 分析で硬化因子を調べた結果を報告している（17）．イオン照射実験は，本研究と同じ京都大学イオン照射設備 DuET で実施し，照射には 6.4(3)

MeV の Fe3+ イ オ ン を 用 い て 290 ℃ で 行 っ て いる．
図９には，Fe-1.5Mn 合金を例に照射量の増加に伴う Mn クラスタの変化を Mn のアトムマップを比較して示した．直径が 5 nm 程度の球状の Mn クラス
タに加えて，ループ状および針状の Mn クラスタが観察されている．また，照射量の増加に伴いクラス
タがより明確になり，クラスタの密度は増加する傾向があった．この結果は，照射により Mn のクラス

(4)

図７

 n 濃度に対する溶質原子クラスタの（1）平均直M径、（2）数密度、（3）体積率および（4）平均 Mn
濃度の変化

図９ イオン照 射したFe-1.5Mn 合 金のMnアトムマップ（17）INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-4

タ化が進むとともに，新たなクラスタが形成することを示唆し，本研究で明らかになった低照射量側での変化とも一致する．

133

文
 献
（1） J.R. Hawthorne, “Demonstration of improved

また，すべての試料に溶質原子クラスタの形成がradiation embrittlement resistance of A533-B

確認された．Mn を含まない合金ではクラスタの数

steelthrough control of selected residual

密度が低い傾向が認められている．Mn を含む合金
では球状のクラスタに加えて，棒状の Mn や Mn/Nielements,” Proc. International Symposium on
Effects of Radiation on Materials, ASTM STPのクラスタの形成が認められた．さらに，ループ状

484, p.96（1970）．

に Ni や Si が集積した場所に Mn/Ni 等のクラスタが（2） ASME Sec. XI Appendix A（1974）．

観察される場合もあり，転位ループの周囲にクラス（3） USNRC Regulatory Guide（R.G.）1.99 Rev.1

タが形成していることも示唆されている．今後，中性子照射された Fe-1.5Mn 合金等について APT 観察
により溶質原子クラスタの形成を調べることで，これらを解明する知見が得られるものと期待される．

5. ま
 とめ

（1977）．
（4） USNRC Regulatory Guide（R.G.）1.99 Rev.2（1988）．
（5） E.D. Eason, J.E. Wright, G.R. Odette,“mproved Embrittlement Correlations for
Reactor Pressure Vessel Steels,” NUREG/
CR-6551 MCS 970501, November 1998.

原子炉容器鋼の照射脆化因子である溶質原子クラ（6） A S T M E 9 0 0 - 2 , “ S t a n d a r d G u i d e f o r

スタ形成に対する Mn の影響を調べるために，MnPredicting Radiation-Induced Transition

濃度を 0.19 から 1.87wt% の範囲で変化させた Fe-Mn

Temperature Shift for Reactor Vessel

合金７種をイオン照射した後，硬さを測定して照射

Materials, E706（IIF），” Annual Book

硬化挙動を調べるとともに，APT 測定で硬化因子

of ASTM Standards, Vol.12.02, Americanを調べた．

Society for Testing and Materials, West

イオン照射した Fe-Mn 合金試料について APT 測Conshohocken, PA.

定により Mn のクラスタ形成を調べた結果，クラス（7） M.E. Kirk, “Schedule and Status: PTS

タの形成により照射硬化を定量的に説明できること

Rulemaking, RG.1.99 Revision, Appendixを確認した．また，Mn 濃度が 0.6wt% 以上では Mn

G Research Activities,” ASTM E10.02のクラスタが母相に均一に形成し，溶質原子クラス

Committee Meeting, Anaheim, CA, USA,タの形成機構に対する Mn 濃度の影響は小さいことが分かった．

January 2007.
（8） 曽根田直樹，土肥謙次，野本明義，西田憲二，

ただし，Mn の転位ループ形成促進による照射脆石野栞，“ 軽水炉圧力容器鋼材の照射脆化予化への寄与や，Ni や Cu 等の他の元素が共存した場測法の式化に関する研究 －照射脆化予測法の合の溶質原子クラスタの形成挙動は不明であり，今．
開発－ ,” 電力中央研究所報告 Q06019（2007）

後さらなる研究が必要である．

（9） （社）
日本電気協会 ,「原子炉構造材の監視試験
方法 JEAC4201-2007」，電気技術規程，原子力編，2007．
（10） C. English, J. Hyde, “Recent progress in theunderstanding of RPV embrittlement,” Proc.
Int. Symp. on Research for Aging Management ofLight Water Reactors, INSS, p.307（2008）．
（11） M. Hasegawa, Y. Nagai, T. Toyama, Y.
Nishiyama, M. Suzuki, A. Almazouzi, E. vanWalle, R. Gerard, “Evolution of IrradiationInduced Cu Precipitation and Defects in
Surveillance Test Specimens of Pressure

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-4

134

Vessel Steels of Nuclear Power Reactors:
Positron Annihilation and 3 Dimensional
Atom Probe Study,” Proc. Int. Symp. on
Research for Aging Management of Light Water
Reactors, INSS, p.327（2008）．
（12） N. Soneda, K. Dohi, A. Nomoto, K. Nishida,
S. Ishino, “Microstructural analysis of RPVmaterials and development of mechanismguided embrittlement correlation method,”
P ro c . I n t . S y m p . o n R e s e a rc h f o r A g i n g
Management of Light Water Reactors, INSS, p.355（2008）．
（13） K. Fukuya, K. Fujii, “A study of radiation
embrittlement using simulation irradiation,”
P ro c . I n t . S y m p . o n R e s e a rc h f o r A g i n g
Management of Light Water Reactors, INSS, p.371（2008）．
（14）（社）
日本電気協会 ,「原子炉構造材の監視試験
方法 JEAC4201-2007［2013 年追補版］」，電気技術規程，原子力編，2013.
（15） 橋本資教，野本明義，西田憲二，“ 国内監視試験データを用いた照射脆化予測式の改良，”
日本原子力学会 2019 年秋の大会 3H06.
（16） Y. Hashimoto, A. Nomoto, T. Kobayashi,
K. Nishida, N Soneda, “Revision of the
microstructure model of the embrittlement
trend curve for Japanese RPV surveillancedata,” FONTEVRAUD 9, September 2018,
Avignon, France, paper 00098.
（17） 藤井克彦，福谷耕司，“ 原子炉容器の照射脆化に対する個別元素の影響 ”，INSS JOURNAL,
24, p.109（2017）．
（18） J.F. Ziegler, J.P. Biersak, SRIM2006（Stoppingand Range of Ion in Materials）．Available
from: http://www.srim.org

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-5135

低合金鋼の照射ミクロ組織変化と局部共振高調波強度との相関
Correlation between Microstructural Changes of Low Alloy Steels 
Irradiated by High Energy Electrons and Acoustic Nonlinear Intensities by 
Local Resonance Harmonic Measuring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，電子線照射した低合金鋼についてミクロ組織変化と局部共振高調波強度の照射量依存性を調べた．板厚に応じた共振周波数で測定した自由振動中の高調波共振エネルギー（時間積分量）は，照射量に伴い増加する傾向があり，Cu リッチ析出物が高密度に形成した高照射量の試料で高調波強度が大きくなった．照射脆化要因である溶質原子クラスタの形成と高調波強度の相関が確認された．
キーワード

非線形超音波法，高調波，照射脆化，共振高調波法

Abstract
The applicability of the nonlinear ultrasonic technique for evaluating irradiation
embrittlement of reactor vessel steels was examined by the comparison between microstructuralchanges of low alloy steels irradiated by high energy electrons and measured acoustic nonlinear
intensities by local resonance harmonic. The acoustic nonlinear intensities compensated by the
specimen thickness increased with increasing dose. The largest acoustic nonlinearity intensity
was detected in the specimen in which fine Cu-rich precipitates of 2 nm diameter were observedwith high number density by atom probe tomography, irradiated to the highest dose of 0.022 dpa
at 290℃. It was found that the acoustic nonlinearity intensity related to the formation of solute
atom clusters causing radiation hardening and embrittlement.
Keywords

nonlinear ultrasonic technique, embrittlement, low alloy steel

1. は
 じめに

超音波法のうち線形超音波法では，欠陥部からの散乱波振幅が，粒界散乱波あるいは異種材料界面の原子炉容器を構成する低合金鋼は，中性子照射に散乱波振幅より十分大きい場合には欠陥を検出できより延性 - 脆性遷移温度の上昇と上部棚エネルギー

るが，密着き裂界面や連続体内の微小な異質部かの低下が生じること（中性子照射脆化）が知られてらの散乱波振幅は，粒界散乱波あるいは異種材料（1），原子炉容器と同一の材料から製作された界面の散乱波振幅より小さく検出が困難である（14）．

監視試験片を炉内で照射し，定期的に取り出して破このような線形超音波法による検出が困難である

壊試験を実施することで，健全性の確認がなされて内部欠陥及び異質部の検出に適用できる方法とし

おり

（2）〜
（4）

．しかし，原子力発電所の運転期間が認て，非線形超音波法がある．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で照射された監視試験片が不足する可能性がある繰返し応力が材料内の異質部・不健全部を揺り動り，使用済み監視試験片の再生などの研究が進めらかしたときに生ずる，正弦波からの波形のゆがみを

いる

（5）

．また，監視試験片の脆化の非破壊的高調波（入射周波数の整数倍）あるいは分調波（入な評価手法の研究も実施されており（6）〜（13），その１射周波数の分数倍）として抽出し，その振幅を用い

れている

（13）

つに超音波法がある．

＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所＊ 2 （有）
超音波材料診断研究所て欠陥を検出・評価する方法である．材料内不健全
技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-5

136

部あるいは部分接触面における引張側と圧縮側応力

損傷速度は 2 × 10-8 dpa/s である．電子線照射実験

ひずみ応答の差が大きいほど，波形のゆがみが増大の詳細は既報（18）にまとめて示されている．図１に

（14）

．

する

電子線照射した試験片の形状を示す．この試験片

一方，原子炉容器鋼の照射脆化因子として，ナノから比較的均一な照射を受けた中央部が 20 × 5 × 1メートル（nm）
・スケールの極めて微細な溶質原子mm の試験片の先端に位置するように，図１の斜線

クラスタの形成やマトリックス損傷と呼ばれる照部から高調波測定用と硬さ測定・ミクロ組織観察用

射欠陥集合体の形成がある．材料変化に対する高の試料２個を切り出した．厚さ方向局部共振高調波

調波の感受性に着目して，中性子照射された原子法では，板厚や試料表面の凹凸によっても，水平面

炉容器鋼に対する測定が Matlack らによりなされて内に振幅の変動が現れるため，測定用試料の両面を（15），この中で，照射量と照射温度，銅（Cu）

研磨紙で #1200 まで研磨した後に DP- 懸濁液 9 µm

含有量の異なる試料について２次高調波の振幅が測で研磨して測定用の試料とした．また，硬さ測定・定され，照射量の増大にともなう高調波振幅の増大

ミクロ組織観察用の試料も同様に研磨した．

おりと Cu 含有量が高い材料において大きな振幅が確認

図１の斜線部に示す高調波測定用試料の左端からされている．
また，照射後の回復焼鈍と再照射によっの距離に対する電子線照射量の分布を図２に示す．

ても２次高調波の振幅が変化することが示されてお図１の高調波測定用試料左端から 18 mm の位置が，り，非線形超音波法により微細構造の変化を検出す

電子線照射した試験片の中心であり，電子線照射量

ることが可能であると報告しているが，まだ研究例が最大となる位置である．電子線照射量が最大の位は少ない．

置を中心に両側 2 mm において，電子線照射量がほそこで，当研究グループでは非線形超音波法のうぼ一定とみなせる．なお，試料面における短辺方向

ち水浸局部共振高調波法を適用して，高調波によるには照射量は一定である．５試料の最大照射量と電照射ミクロ組織変化の評価を開始した．適用した方子線照射量がほぼ一定である領域の板厚値を，表１

法は，集束させた縦波の垂直入射により超音波ビーにまとめて示す．

ム照射域だけを厚さ方向に共振させる厚さ方向局部

48

共振高調波法であり，高調波の画像化により塑性変子炉容器鋼の照射組織変化への適用を検討するため，高エネルギーの電子線で照射された低合金鋼

105（0.16 wt% Cu）とその非照射材について，照射にΦ3よる高調波振幅の変化を調べた結果，直径が数 nm

振幅が大きくなり，電子線照射の有無による差が生じることを確認した（17）．本研究では，電子線照射量の異なる低合金鋼（0.12 wt% Cu）の５試料について，ミクロ組織変化と局部共振高調波強度の照射
量依存性を調べ，これらの関係を検討した．

2. 実
 験方法
2.1 供
 試材

Φ4

図１

の Cu を含む溶質原子クラスタが高密度（3.2 × 1023m-3）に形成した電子線照射試料において高調波の206形の可視化（16）などに成功している方法である．原表１

試料形状（18）（厚さ 1mm）

各測定用試料の電子線照射量と板厚値

試料名

電子線照射量（dpa）

板厚値（mm）

A-1

0.00010.935

A-2

0.00090.906

A-3

0.00270.910

A-4

0.00900.924

A-5

0.0217

0.928

2.2 硬
 さ測定

供試材には，Cu 含有量が 0.12 wt% の A533B 鋼材

硬さは，
ミツトヨ社製の微小硬さ試験機（HM-221）を用いた．化学組成（wt%）は，Fe-0.25C-1.20Mn-を用い，ビッカース硬さ試験により測定した．試験

0.25Si-0.014P-0.58Ni-0.08Cr-0.54Mo-0.12Cu である．照…

荷重は，0.5 kg とした．ビッカース硬さ計測位置は，

射は 5 MeV 電子で行い，照射温度は 290 ± 5℃，

図２で示す電子線照射量がほぼ一定の領域内の 24

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-5

か所を測定した．

では 30.0 V/nm と 1.65 をそれぞれ用いた．

規格化ビーム強度I

多くの元素において，質量 / 電荷比は元素固有の

照射量が
照射量が
ほぼ一定
ほぼ一定

1.2

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，1.0

質量 58 の Fe と Ni が同じ質量 / 電荷比を持つことに0.8

なり，質量 / 電荷比からは個々の原子がどちらの元0.6素であるかを決定することは不可能である．バルク

0.4の平均組成を調べる場合には，質量 / 電荷比が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

0.2

0.0

値を求めることができるが，個々の元素の局所的な
0

5

10

15

濃度変化を評価する場合にはこの方法は妥当では20ない．そこで本研究では質量 58 の元素として取り

高調波用測定試料左端からの距離x
（mm）
図２

137

扱った．
（18）

測定試料の高エネルギー電子線照射量分布2.3 ミ
 クロ組織観察

2.4 水 浸局部共振高調波法
入射した正弦波のゆがみを高調波として測定する

溶質原子クラスタの測定にはアトムプローブ

ことによって材料特性の変化などを評価することが（atom probe tomography, APT）を用い，各試料

可能な非線形超音波法の一つである水浸局部共振高の図２で示す電子線照射量がほぼ一定となる領域に調波法を用いた．数サイクルの短いバースト波入射対して実施した．

では困難な，本研究で測定するような薄肉の試料にAPT 測定には，日本原子力研究開発機構の新対して，板厚方向に入射した数十〜数百サイクルの型転換炉原型炉ふげんの管理区域内にある高経年長いバースト波を試料内で共振させることにより，化 分 析 室 の CAMECA 社 製 の LEAP3000XHR を入射正弦波からの微弱な変調が増幅され，材料特性用いた．測定は電圧パルスモードとレーザーパル

変化の検出が期待できる．水中で集束探触子を用いスモードで行った．電圧パルスモードでは，試料ることで，水距離の変化によって試料の板厚内に焦温度を -223℃，パルス比を 0.15 として測定を行っ点を設定し，超音波をビーム径と板厚の領域に集中た．また，レーザーパルスモードでは，試料温度させて共振させ，局部的な材料特性の変化や劣化部を -238℃，レーザー出力を 0.2 nJ，パルス周波数をを検出する．

250 kHz として測定を行った．測定用の針状の試料

水浸局部共振高調波計測装置の構成を図３には，HITACHI 製の集束イオンビーム（focused ion

示す．大振幅正弦波バースト波の発生装置には

beam, FIB）加工装置（NB5000）を用いて作製した．

RITEC 製の RPR-4000，探触子には公称周波数 35

FIB 加工装置を用いて，２×２× 10 µm の角柱状にMHz，水中焦点距離 20 mm，素子径 6 mm の集束切り出した微小サンプルを，タングステン（W）ニー

探触子，画像化および波形処理・記録には Insight

ドルの先端に W 蒸着で固定し，リング状にビーム製のデータ採取ソフトウェア InsightScan を用いを走査して円錐状に加工した．なお，加工の進行にた．また，基本波振幅の 1% 程度の微弱な高調波

伴いリングの大きさとイオンビームの強度と加速電成分を抽出するためのアナログハイパスフィルタ

圧を小さくすることで，加工ビームの影響を極力排に は，Insight 製 の 高 調 波 抽 出 用 フ ィ ル タ を 用 い

除しつつ先端径が 0.1 µm の針状に加工した．

た．記録した測定データの測定後の画像化および波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，元素の３次元形処理には，Insight 製のデータ解析ソフトウェア
InsightAnalysis を用いた．

像（原子マップ）の z 方向長さを最適化するため水中に水平に置いた板状の試料に，集束探触子をに，電圧パルスモードでは電界蒸発場（Evaporation

用いて縦波を垂直入射し，スキャナで集束探触子をField）33.0 V/nm とアトムマップの伸長係数（Image

水平方向に走査し，アナログハイパスフィルタによCompression Factor）1.20，レーザーパルスモード

り抽出した高調波振幅を，スキャナで得た探触子のが定INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-5

138

260

コンピュータ5

データ解析ソフト

画像化

画像化

波形処理・記録

波形処理

240

HV0.5

データ採取ソフト

スキャナー制御部

ハイパスフィルタ

スキャナー

バースト波送受信部

超音波探触子

受信増幅器

試料

図３

3

2
1

200
非照射

180
0.00

超音波縦波

バースト波発生装置

220

位置情報に対してマッピングし画像化を行った．
走査ピッチは 0.1 mm とし，サンプリング周波数は

0.01

0.02

0.03

電子線照射量 (dpa)

水槽

水浸局部共振高調波計測装置の構成

4

図５

照射量に伴う硬さの変化

z

3.2 ミ
 クロ組織観察
図６には，レーザーパルスモードで測定した Cu

1000 MHz とした．
水浸局部共振高調波法測定の試料の配置を図４にの原子マップの例を各試料について示す．A-4 試料

示す．治具に固定した試料の先端が，各試料の図２と A-5 試料で Cu の微細な集積した箇所が観察され，に示す電子線照射量がほぼ一定の領域である．まCu を含む溶質原子クラスタが形成していることがた，左から右に照射量が大きくなるように試料を配分かる．レーザーパルスモードでの測定では，Si 等

置した．

の軽元素の分布にレーザー照射によるイオンの表面移動によるアトムマップへの影響が生じる場合がある．また，Si は Cu を含む低合金鋼に照射で形成す
る Cu リッチ析出物に含まれる元素として知られている．そこで，A-4 試料と A-5 試料については，溶質原子クラスタの大きさおよび組成を評価するために，電圧モードでの APT 測定を実施した．
照射量が
ほぼ一定

A-1 A-2 A-3 A-4 A-5
図４

照射量大

水浸局部共振高調波法測定の試料配置

3. 結
 果

図７には，電圧パルスモードで測定した A-4 試料と A-5 試料の原子マップの例を示す．照射量の低い
A-4 試料では微細な Cu のクラスタが観察されるのに対して，照射量の高い A-5 試料ではより成長した
Cu クラスタが観察される．今回の測定では，Cu ク
ラスタの位置に Mn や Ni，Si が明確に集積したもの

3.1 硬
 さ測定
照射量に伴う硬さの変化を図５に示す．エラー
バーは測定値の標準偏差である．硬さは照射量の増加とともに大きくなり，最大照射量である A-5 試料の硬さは，照射を受けていない試料と比べて 35 増
加した．

10nm

A-1
A-1
図６

A-2
A-2

A-3
A-3

A-4
A-4

A-5
A-5

Cu の原子マップの比較
（測定条件：レーザーパルスモード）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-5

Cu
Cu

Mn
Mn

Ni
Ni

Si

139

強制振動
強制振動
強制振動

自由振動
自由振動
自由振動

100
100100
8080

A-4
A-4

振幅（%）

6060

80
60
40

振幅（%）
振幅（%）

4040202020 00 0-20-20-20-40-40-40-60
-80

A-5
A-5

-60
-60

-100

-80
-80

10nm

図７

 -4 および A-5 試料の原子 マップの例
A（測定条件：電圧パルスモード）

も観察されるが，Cu のみが集積したものも多く観

-100
-100
00

図８

0

2

4

6

8

時間（μs）
44
66

22

10

88

12

1010

1212

 ナログハイパスフィルタを使用しない測定波形
ア
時間（μs）
時間（μs）の例（測定条件：入射周波数 19.27 MHz，60 サイ
クル，送信電圧 29 V．試料：A-5）

察された．そこで，Cu のみを溶質原子クラスタのさせ，強制振動波形の一部の落ち込みや増減などがコア元素として再帰的探索アルゴリズムに基づくクない一定となる波形によって，定常共振状態にあるラスタ解析（19） によりクラスタを抽出した．なお，と判断し，その時の入射周波数を実測周波数とした．

コア原子の抽出に用いるしきい距離には 0.7 nm を

なお，以下の結果は共振状態で発生した自由振動を用い，コア原子が５個以上のものだけをクラスタと評価の対象とした．

して取り扱った．表２に溶質原子クラスタの平均直図９に，各試料の板厚と実測の共振周波数の関係

径，数密度，体積率および平均組成をまとめて示す．

を示す．5 種類の板厚に相当する共振周波数が選定

照射量の増加に伴いクラスタは成長するとともに，できた．

数密度および体積率は大きくなる．また，クラスタ

0.94の Cu 濃度も大きくなり，Cu の集積が進んでいることもわかる．

15

板厚値(mm)

0.93

3.3 水
 浸局部共振高調波法（1）共振周波数と板厚の関係
板厚の異なる各試料に対して異なる入射周波数を

4

0.92

3

0.91

2

用いて測定するには，基準を設定し，規格化する必

0.90

要があると考え，以下に述べる波形の特徴に基づ

19.0

19.4

19.6

19.8

20.0

実測共振周波数(MHz)き入射周波数を確定した．図８には，入射周波数
19.27 MHz，送信電圧 29 V ，60 サイクルのバース

19.2

図９

各試料の板厚値と実測共振周波数の関係

ト波を入射し，アナログハイパスフィルタを使用しない A-5 試料の波形の例を示す．0.6 µs から 3.6 µs（2）高調波測定画像と波形の例

がバースト波入射中の振動（以下，強制振動）であ

各試料の共振周波数を表３に示す．各試料に対り，3.6 µs 以降がバースト波の入射終了後の振動（以する実測共振周波数，送信電圧 150 V ，60 サイク

下，自由振動）である．水距離と入射周波数を変化

ルのバースト波入射，遮断周波数 30 MHz アナロ

表２
試料

APT で観察された溶質原子クラスタ

平均直径（nm） 数密度（× 1023/m3）

体積率

平均組成（at%）
Fe

Cu

Mn

Ni

Si

A-4

2.1

1.0

0.0005

73.9

6.5

4.8

9.2

5.3

A-5

2.6

2.3

0.0021

73.6

7.1

6.0

8.1

4.2

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-5

140

表３

積分量を算出した．アナログハイパスフィルタを使各試料の実測共振周波数

試料名

実測共振周波数（MHz）

用しない測定において強制振動振幅の大きさを一定

A-1

19.17

に調整していることから，高調波の強制振動の振幅

A-2

19.80

も一定であると考え，高調波の強制振動の時間積分

A-3

19.78

A-4

19.50

量を基準として，規格化した．評価対象は，強制振

A-5

19.29

動終了時から測定終了までの時間 3.6 µs 〜 12 µs の自由振動の時間積分量とした．評価では，試料先端から約 1 mm，側面から約 1.5 mm 離れた内部の 400

グハイパスフィルタ使用による高調波測定画像を点についての高調波自由振動の時間積分量を積算し図 10（a）に示す．高調波測定に際し，最初アナログ

た．図 11 に，規格化した高調波自由振動の時間積

ハイパスフィルタを使用しない測定を行い，強制振分量と照射量の関係を示す．照射に伴う増加傾向が動振幅の大きさがデジタルオシロスコープの垂直軸確認された．

の 80% となるようにゲインを調整し規格化した後高調波自由振動の時間積分量に，遮断周波数 30 MHz アナログハイパスフィルタを使用した測定を行った．照射量の増加に伴う高調波振幅の増大が認められる．

3.4 高
 調波振幅の定量評価
図 10（a）において可視化した高調波振幅を解析対象とし，定量評価を行った．波形の例を図 10（b）に示す．高調波の強度として，振幅値の絶対値の時間

654（×107）

5

1 3
4
2

3

2
1
0

0

0.01

0.02

0.03

照射量(dpa)

図 11

 格化した高調波自由振動の時間積分量と照射量
規
の関係

4. 考
 察
照射量が
ほぼ一定

A-1

A-2
A-2

A-3
A-3

A-4
A-4

A-5
A-5

（a）高調波測定画像(a)高調波測定画像（時間 5.5 ～ 6µs の自由振動の振幅）

厚さ方向局部共振高調波法では，板厚や試料表面の凹凸によっても，水平面内に振幅の変動が現れる．また，板厚が 1% 変化すると共振周波数も約 1%変化することになる．図 12 に，アナログハイパス
フィルタを使用しない場合の入射周波数 19.27 MHz

振幅（％）

振幅（％）

（時間5.5～6μsの自由振動の振幅）
100 100
80 80 強制振動
自由振動
強制振動
自由振動
60 60
40 40
20 20
0
0
-20 -20-40 -40-60 -60-80 -80-100 -100
0
0 2
2 4
4 6
6 8
8 10

時間（µs）
時間（µs）

10 12

(b)
高調波波形
（b）
高調波波形
（(a)のA-5試料の赤線の交点における波形）（（a）の A-5 試料の赤線の交点における波形）
図 10

4.1 測
 定の改良各試料の実測共振周波数による高調波測定

照射量が
照射量が
ほぼ一定
ほぼ一定

12

A-1
A-1
図 12

A-2
A-2

A-3

A-4

A-5

 ナログハイパスフィルタを使用しない場合の入ア
射周波数 19.27 MHz による測定画像

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-5による測定画像の例を示す．それぞれの試料の板厚6高調波自由振動の時間積分量値の違いを考慮して決定した共振周波数で測定した
図 10（a）に示した高調波測定画像とは異なり，板厚の違いによる共振条件のずれの影響を受けた強度分（17）布となる．前報

では，試料の板厚値が同じであったためその影響は確認されなかったが，複数の試料を比較する場合には，試料の板厚の違いによる共振条件を調整することが重要であることが分かった．
また，高調波の測定においても，まずアナログハ
イパスフィルタを使用しない測定を行い，デジタル
オシロスコープの垂直軸を統一し，垂直軸に対する強制振動の振幅が同じ大きさとなるようにゲイン値を調整し規格化した後に，入射した周波数成分を持
つ波を遮断するため遮断周波数 30 MHz アナログハ
イパスフィルタを使用した測定を行うことで，直接

5
4
3

141

（×107）

3

1

5

4

2

2

1
0
0.000

0.001

0.002

0.003

クラスタの体積率

図 13

 格化した高調波自由振動の時間積分量と溶質原規
子クラスタの体積率との関係

5. ま
 とめ

比較できる高調波波形が得られることが分かった．

原子炉容器の照射脆化評価に対する非線形超音波

この強制振動の振幅の規格化は，高調波の自由振動法の適用性の検討を目的に，電子線照射量の異なる

振幅の変化を定量的に比較することを可能にするも５試料の低合金鋼についてミクロ組織変化と局部共のである．

振高調波強度の照射量依存性を調べた．自由振動中

4.2 ミ
 クロ組織変化と高調波強度
原子炉容器鋼の照射脆化は中性子照射による溶質
原子クラスタの形成量と相関することが知られている．そこで，溶質原子クラスタの形成量と高調波波形の関係を検討した．図 13 には，規格化した高調波自由振動の時間積分量と溶質原子クラスタの体積率との関係を示した．溶質原子クラスタの形成量の増加に伴い高調波強度が増加する傾向にあることがわかる．図 11 には，規格化した高調波自由振動の時間積分量と照射量の関係を示したが，照射量が0.01 dpa までは増加傾向が必ずしも明確ではなかっ
たが，溶質原子クラスタの形成量で整理することでより良い相関が確認された．また，同様に電子線で0.022 dpa 照射され，直径が数 nm の Cu を含む溶質
原子クラスタが高密度（3.2 × 1023 m-3）に形成した低合金鋼（0.16 wt% Cu）試料においても，高調波の振幅が大きくなることを確認している（17）．これ
らの結果は，高調波の発生が溶質原子クラスタの形
成によることを示唆する．今後，測定例を拡充するとともに，溶質原子クラスタの形成と三次弾性定数の変化との相関などから，溶質原子クラスタによる高調波の発生機構を検討する必要がある．

の高調波の時間積分量が照射量に伴い増加した．溶質原子クラスタの形成量と高調波強度によい相関が認められた．この結果は，高調波の発生が溶質原子クラスタの形成によることを示唆する．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-5

142

参
 考文献

thermoelectric method for radiation
embrittlement assessment,” Proc. 4th（1） 福谷耕司，大野勝巳，中田早人，“ 原子炉容International Conference on NDE in

器鋼の照射組織変化，”INSS MONOGRAPHS

Relation to Structural Integrity for Nuclear

No.1，p.1（2001）．

and Pressurised Components, London, 6-8（2） （社）日本電気協会，原子炉構造材の監視試験
方法の概要，JEAC4201-2007（2007）．
（3） （独）原子力安全基盤機構，高経年化技術評価
審査マニュアル

原子炉圧力容器の中性子照

射脆化，JNES-SS-0507-04（2011）．
（4） 例えば，（独）原子力安全基盤機構，高経年化

December,（2004）．
（12） B . A c o s t a , F . S e v i n i , “ E v a l u a t i o n o firradiation damage effect by applying
electric properties based techniques,” Proc.
Nuclear Engineering and Design, 229,
pp.165-173（2004）．

技術評価等報告に対する技術審査報告書（関（13） S. Matsubara, Y. kawaguchi, “Evaluation

西電力株式会社美浜発電所３号機）（2006）．

of Thermal Aging in Duplex Stainless（5） （独）原子力安全基盤機構，原子炉圧力容器監

Steel by nd Velocity Measurement of

視試験片の再生に関する調査報告書，JNES-

Surface Acoustic wave,” Proc. The First

SS-0601（2006）．

International Conference on NDE in Relation（6） 大岡紀一，石井敏満，“ 原子炉容器用鋼材のto Structual Integrity for Nuclear and

中性子照射脆化の評価（特集 発電用原子炉のPressurised Components, 1, pp.262-270

健全性評価）”，非破壊検査，vol.52，No.5，（1998）．

May2003，pp.235-239（2003）．
（7） 鎌田康寛，高橋正氣，荒克之他，“ 圧延及び（14） 川嶋紘一郎，“ 水浸超音波法による材料表面
近傍及び内部欠陥・異質部の可視化の現状 ”

熱時効した FeCu モデル合金の脆化と磁気特非破壊検査，66, pp.171-177（2017）．

性 ”，日本保全学会第２回学術講演会要旨集，（15） K.H. Matlack, J.-Y. Kim, J.J. Wall, J. Qu,

pp.173-174（2005）．

L.J. Jacobs, M.A. Sokolov, “Sensitivity（8） 中東重雄，程衛英，志波光晴他，“ 材料劣化

of ultrasonic nonlinearity to irradiated,

評価技術に関する研究 電磁気的手法による圧

annealed, and re-irradiated microstructure

力容器鋼（SQV2A）の照射脆化度評価 ”，溶changes in RPV steels,” Journal of Nuclear

接・非破壊検査技術センター技術レビュー，

Materials. 448, pp.26-32（2014）．

vol.2，pp.34-40（2006）．
（9） M. Delnondedieu, J.F. Coste, H. Hegeman,
et al., “GRETE project-Evaluation of non-（16） 川嶋紘一郎，“ 非線形超音波法よる有孔帯板塑
性変形度の画像化 ”，非破壊検査 , 60, pp.222223,（2011）．

destructive testing techniques for monitoring（17） 小島敦子，藤井克彦，石田仁志，川嶋紘一

of material degradation,” Article presented郎，“ 非線形超音波法による照射ミクロ組織

at FISA 2003 symposium, Luxembourg, 10-

変化の評価 - 原子炉容器鋼の照射組織変化 -”，13 November,（2003）．

INSS JOURNAL，Vol.26，pp.98-105（2019）．

（10） G . D o b m a n n , I . A l t p e t e r , M . K o p p ,（18） K. Fujii, K. Fukuya, N. Nakata, K. Hono,“Nondestructive materials characterization

Y. Nagai, M. Hasegawa, “Hardening andof irradiated nuclear pressure-vessel steel

microstructural evolution in A533B steels

samples by the use of micromagnetic

under high-dose electron irradiation,” J. Nucl.

techniques and in terms of mechanicalMater., 340, pp.247-258（2005）．

properties,” Russian Journal of（19） J.M. Hyde, C.A. English, “An analysis of theNondestructive Testing, 42, pp.272-277

structure of irradiation induced Cu-enriched（2006）．

clusters in low and high nickel welds,” in:（11） B. Acosta, L. Debarberis, A. Rito, “Advances
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”

Proc. Mater. Res. Soc. Symp., vol. 650, 2001, p.
R6.6.1.

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-6

143

実機ステンレス鋼溶接金属のフェライト相とオーステナイト相のミクロ組織と引張特性
Microstructures and tensile properties of ferrite and austenite phases in stainless steel welds used in PWRs
三浦藤井

照光（Terumitsu Miura）＊1

克彦（Katsuhiko Fujii）＊1

福谷

福村卓也（Takuya Fukumura）＊2

耕司（Koji Fukuya）＊1

瀬戸仁史（Hitoshi Seto）＊3

要約
加圧水型原子炉にて熱時効条件下で長期間使用されたステンレス鋼溶接金属のうち中性子照射を受けた材料と受けていない材料を用いて，熱時効と照射によるステンレス鋼溶接金属の脆化挙動を調べた．ミクロ組織と組成を三次元アトムプローブと透過型電子顕微鏡を用いて調べた結果，フェライト相では Cr のスピノーダル分解と Mn-Ni-Si クラスタの形成が両方の材料で確認され，照射を受けた材料では Mn-Ni-Si クラスタの形成の促進と転位ループ等の照射欠陥の形成が認められた．硬化の主要因となるスピノーダル分解については，照射による明確な促進は認められなかった．また，オーステナイト相では，照射を受けた材料で照射欠陥と Ni-Si クラスタの形成が認められた．フェライト相とオーステナイト相の引張特性を超微小引張試験で調べた結果，両相ともに照射を受けた材料では受けていない材料よりも高い耐力と引張強さが認められた．
オーステナイト相の照射による耐力増加は，試験片のサイズ効果を仮定したオロワンモデルを用いて評価したミクロ組織変化に基づく硬化量と良く一致した．
キーワード

ステンレス鋼溶接金属，熱時効，中性子照射，アトムプローブ，超微小引張試験

Abstract
Embrittlement behavior of austenitic stainless steel welds due to thermal aging andneutron irradiation was investigated using two stainless steel welds obtained from pressurizedwater reactors for the long-term aging condition; one was neutron-irradiated and the otherwas unirradiated（representing thermal aging）．
Microstructure analysis conducted by atom
probe tomography and transmission electron microscopy showed that spinodal decomposition
and formation of Mn-Ni-Si clusters had occurred in the ferrite phase of both welds, and that
promotion of Mn-Ni-Si clustering and formation of radiation-induced defects such as dislocation
loops had occurred in the irradiated weld. For spinodal decomposition which is a dominant factor
for hardening, no apparent acceleration under neutron irradiation was identified. In the austenite
phase, formation of radiation-induced defects and Ni-Si clusters was confirmed in the irradiatedweld. Micro-tensile testing for both ferrite and austenite phases revealed that the irradiatedweld had higher yield and tensile strengths than the thermally aged weld for both phases. The
difference in yield strength between irradiated and thermally aged welds for the austenite phase
could be explained by the radiation-induced microstructure change using the Orowan model
which assumes specimen size effects on yield strength.
Keywords

stainless steel weld, thermal aging, neutron irradiation, atom probe tomography,
micro-tensile testing

1. は
 じめに

ステナイト相から成る２相組織であり，軽水炉の運転温度条件では鋳造オーステナイト系ステンレス

オーステナイト系ステンレス鋼の溶接金属（以鋼（以下，鋳造ステンレス鋼）と同様にフェライト

下，ステンレス鋼溶接金属）はフェライト相とオー相でスピノーダル分解と析出相の形成を生じ，熱脆＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊ 2 元（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊ 3 日本核燃料開発（株）

現 関西電力（株）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-6

144

化する可能性がある．ステンレス鋼溶接金属におけ原子クラスタの形成量と硬さが相関することを報告

るフェライト相の体積率は５〜 15% であり，鋳造している．また，阿部ら（8）は熱時効を施した 316L

ステンレス鋼の 10 〜 25% と比較して少なく，熱脆ステンレス鋼溶接金属について，熱時効単独では化による機械的性質への影響は比較的小さいと考え有意なミクロ組織変化は認められないが，2 × 1018

られる．しかし，オーステナイト系ステンレス鋼はn/cm2 の中性子照射が加わるとスピノーダル分解と炉内構造物に多用されており，その溶接金属で中Mn-Ni-Si クラスタの形成が認められ，照射を受ける

性子照射と熱時効が重畳し，脆化が促進される可ことでスピノーダル分解や溶質原子クラスタの形成能性が考えられる．加圧水型原子炉（Pressurizedが加速される可能性を報告している．照射を受ける

water reactor, PWR）の 炉 心 そ う の 溶 接 部 で は，と熱時効単独に比べてミクロ組織変化が加速され，

222

60 年運転における中性子照射量は 1 × 10 n/cm（Eより硬化すると考えられるが，ステンレス鋼溶接金> 0.1 MeV）と想定されており（1），損傷量では数

属の機械的性質の変化とミクロ組織の変化の関係を

dpa 以上に達する．また，鋳造ステンレス鋼につい検討した報告は少ない．この一因として，フェライても，下部炉心支持構造物等で炉心周辺部に使用さト相の体積率が比較的少ないステンレス鋼溶接金属

202n/cm （E > 0.1 MeV）オーでは幅 1 µm 程度の細い網目状にフェライト相が分ダーの中性子照射を受ける可能性がある．米国にお布していることが多く，フェライト相とオーステナ

いては炉心そう外周側の溶接部付近で亀裂指示が確

イト相を区別した機械的性質の評価は，超微小硬さ

軽水炉の運転長期化に伴い，認された事例（2）もあり，試験を用いても難しい場合があることが考えられ

熱時効と照射によるステンレス鋼溶接金属の脆化挙る．

れている場合は，10動の把握が望まれる．

これまでに INSS では，熱時効と照射によるスステンレス鋼溶接金属や鋳造ステンレス鋼の照射

テンレス鋼溶接金属の脆化挙動を理解するため，脆化については，米国原子力規制委員会（Nuclear

PWR にて 320℃で 92,000 時間時効された 316L ステ

Regulatory Commission, NRC）や米国電力研究所

ンレス鋼溶接金属と 324℃で 110,000 時間かけて 3（Electric Power Research Institute, EPRI） よ り，

dpa まで中性子照射された 304 ステンレス鋼溶接金

（3）
（4）

が報告され

属について，フェライト相のミクロ組成を三次元ている．ステンレス鋼溶接金属の照射データは限ら

アトムプローブ（Atom probe tomography, APT）

れるが，照射による破壊靭性の低下や耐力の増加がで調べ，照射を受けると G 相の前駆体と考えられる

認められる．また，
PWR や沸騰水型原子炉（Boiling

Mn-Ni-Si クラスタの形成促進が認められるものの，

water reactor, BWR）の廃炉材を活用した引張試

スピノーダル分解については大きな照射影響がない

（5）
（6）

．

ことを報告している（9）．本研究では，ステンレス

これらのデータを見ると，照射による破壊靭性の低鋼溶接金属の脆化挙動に関する理解を深めるため，下や耐力の増加はおよそ 1 dpa から顕著になり，10

この材料について，ミクロ組織を透過型電子顕微鏡

dpa までには飽和する傾向にある．また，母材や熱（Transmission electron microscope, TEM）でさら影響部（Heat-affected zone, HAZ）よりも溶接金に詳細に調べるとともに，オーステナイト相につい属の方が破壊靭性は低く，耐力は高い傾向が認めらてもミクロ組成を APT で調べた．また，超微小引れる．ステンレス鋼溶接金属の照射脆化に関連する張試験によりフェライト相とオーステナイト相の引先行研究については次章に追記する．

張特性を個別に調べ，ミクロ組織変化との関係を検収集したデータに基づくレビュー

験や破壊靭性試験の結果も報告されている

破壊靭性や耐力等の機械的性質の変化はミクロ組織の変化に起因するため，熱時効と照射による脆化
挙動の理解には，ミクロ組織変化の把握が重要になる．フェライト相では熱時効によりスピノーダル分
解と G 相の形成が生じるが，照射を受ける場合にこれらのミクロ組織変化に及ぼす影響を理解する必要討した．なお，本報告ではフェライト相の APT 測定（9）についてもまとめて報告する．

2. 照 射ステンレス鋼溶接金属の照射脆化に関連する先行研究

がある．Chen ら（7）は鋳造ステンレス鋼のフェライ

本章では，ステンレス鋼溶接金属の照射脆化に関ト相について，熱時効後に中性子照射をすると硬さ（11），連する先行研究を追記する．Chopra と Rao は（10）が増加し，スピノーダル分解の V パラメータや溶質

ステンレス鋼溶接金属と鋳造ステンレス鋼の熱脆化

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-6145と照射脆化による破壊靭性のデータをそれぞれ整理で中性子照射された原子炉圧力容器の内面クラッド

し，炉内構造物の評価のための予測式を報告していの引張試験とシャルピー試験および破壊靭性試験

る．高速炉や軽水炉で照射されたステンレス鋼溶接の結果が日本原子力研究開発機構（Japan Atomic

金属について，破壊靭性値 JIc はおよそ 0.3 dpa 以上

Energy Agency, JAEA）から報告（14）されており，から照射による低下が顕著になり，６〜 8 dpa 以上

照射による耐力増加と延性低下が認められるとともで飽和傾向を示す下限式を示している．照射量に対に，ミクロ組織ではフェライト相でスピノーダル分する破壊靭性値の傾向は鋳造ステンレス鋼について解と G 相の形成が確認されている（15）．Pareige ら（16）も同様であり，また，鋳造ステンレス鋼ではフェラは熱時効された鋳造ステンレス鋼について，巨視

イト相の照射脆化は 0.1 dpa でおおむね完了するが，的硬度（オーステナイト相 + フェライト相）とスピ

オーステナイト相の照射脆化は 0.3 dpa 以上で顕著

ノーダル分解の V パラメータとの間に線形関係をになることが報告されている（11）．

報告している．また，藤井と福谷（17）は熱時効とイ

廃炉材を活用した研究報告では，Jenssen ら（5）オン照射された 308L と 316L ステンレス鋼溶接金属

が Zorita（スペインの廃炉 PWR）の炉心そうの溶について，フェライト相のナノインデンテーション

接金属（308 溶接金属，1.2 〜 1.9 dpa）の引張試験

硬さとスピノーダル分解の 1NN パラメータおよびと破壊靭性試験の結果を報告しており，溶接金属の溶質原子クラスタの体積分率との関係を議論してい延性と破壊靭性値は同じ照射量の母材よりも低い傾る．熱時効によるフェライト相の硬化についてはス

向にあると評価されている．また，Barseback 2 号

ピノーダル分解が支配的に寄与していると考えられ機（スウェーデンの廃炉 BWR）の炉心シュラウド

るが，照射を受けた場合の硬さとミクロ組織との相（304 鋼相当，1 dpa）の引張試験の結果が Zorita の関関係については明確な結論は得られていない．

（6）

炉心そうの引張試験データと合わせて報告

されており，どちらも溶接金属の方が母材や HAZ よりも耐力が高い傾向にあり，また，炉心そうの溶接金
属は炉心シュラウドよりも耐力が高い．
BWR 材については，Oskarshamn １および２号

3. 試
 験方法
3.1 供
 試材

機（スウェーデンの BWR）の制御棒ハンドル（304L

供試材には，実機 PWR で使用された炉内計装用

鋼，12 dpa）とジェットポンプライザー管（304 鋼，

フラックスシンブルチューブ（Flux thimble tube,

0.6 〜 1 dpa）の母材と溶接金属についての引張試験FTT）の先端に溶接された端栓溶接部と主冷却材

（12）

に引用

管（Main coolant pipe, MCP）の溶接部を用いた．

されており，母材と溶接金属では引張特性は大きく

以下，それぞれを FTT 材と MCP 材とする．FTT

変わらないが，破壊靭性値は溶接金属の方が低い傾材は，316 ステンレス鋼製 FTT に 304 ステンレス鋼

向が認められる．また，
旧原子力安全基盤機構の「照製端栓をフィラー無しでタングステンイナートガ

射 誘 起 応 力 腐 食 割 れ（Irradiation assisted stressス（Tungsten inert gas, TIG）溶接したものであ

corrosion cracking, IASCC）評価技術」事業では，

り，324℃で 111,000 時間使用され，3 dpa（7 × 10-9

BWR の炉内構造物の溶接継手を対象に材料試験炉

dpa/s）の中性子照射を受けている．MCP 材は，蒸（Japan Materials Testing Reactor, JMTR） で 中

気発生器出口の SCS14A 製エルボと 316 ステンレス

性子照射が行われ，引張試験と IASCC 進展試験が鋼製セーフエンドを 316L フィラーにより TIG 溶接と破壊靭性試験の結果が MRP-79 Rev.1（13）

実施されている．この報告では，耐力は照射前と 0.8 〜 2 dpa の照射後でともに溶接金属が母材やHAZ よりも高いが，照射による耐力増加は母材やHAZ の方が大きくなっている．照射量が 1 dpa を超える高照射側での耐力の増加や破壊靭性の低下には，フェライト相の影響は小さく，オーステナイト

したものであり，320℃で 92,000 時間の熱時効を受けているが，中性子照射は受けていない．

3.2 ミ クロ分析
3.2.1

T EM 観察

相での照射脆化が強く影響している可能性が考えられる．
ミクロ組織変化に関する報告については，JMTR

FTT 材よりツインジェット電解研磨法で薄膜試料を作製し，フェライト相とオーステナイト相のミ

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-6146

クロ組織を TEM（日立ハイテクノロジーズ製 HF-試験片）を FTT 材と MCP 材のフェライト相とオー

2000）を用いて調べた．

ステナイト相について作製した．なお，S 型試験片

MCP 材についても，FTT 材と同様にミクロ組の形状はフェライト相の幅（約 0.3 µm）を考慮し織観察用の薄膜試料を作製し，フェライト相のミて決定した．L 型試験片については，これまでにイクロ組織を調べた．なお，薄膜試料の作製には，オン照射された低放射化フェライト鋼の引張特性評

JAEA 敦賀廃止措置実証部門 新型転換炉原型炉ふ価に用いており，未照射材では通常の引張試験で測げんの高経年化分析室（ホットラボ）に設置され定される値と近い耐力が測定されている（18）．フェた集束イオン／電子ビーム加工観察装置（Focused

ライト相については S 型試験片で試験し，オーステ

ion beam / Scanning electron microscope, FIB-

ナイト相については試験片のサイズ効果を検討する

SEM，日立ハイテクノロジーズ製 NB5000）を用いため，S 型と L 型の両方の試験片で試験した．なお，

た．FIB 加工により薄膜試料に導入されるダメージ

引張方向については指定せずに試験を行った．

層については，2 kV の Ga イオンビームで薄膜試料引張試験は FIB-SEM 装置内にて室温で実施した．

を最終加工することで低減した．また，ミクロ組織

超微小引張試験の概略図と試験前の走査イオン顕微観察には，同ホットラボ設置の走査型透過電子顕鏡（Scanning ion microscope, SIM）像を図２に示微鏡（Scanning transmission electron microscope,す．試験方法の詳細はこれまでに報告している（19）．

STEM, 日立ハイテクノロジーズ製 HD2700）を用

本研究では，S 型試験片には梁部の寸法が 225 × 5

いた．

× 4 µm でバネ定数が 60 N/m のマイクロ梁を使用

MCP 材のオーステナイト相については，熱時効のみではミクロ組織や組成に変化を生じないと考えられることから，TEM 観察および次項の APT 測定は実施していない．
3.2.2

し，L 型試験片には梁部の寸法が 225 × 7 × 7 µm でバネ定数が 580 N/m のマイクロ梁を使用した．
引張中の試験片の SIM 像を 512 × 512 ピクセルの解像度で毎秒 20 コマで録画し，試験片の形状変化とマイクロ梁の変位を記録した．試験片にかかる荷A PT 測定

重は，マイクロ梁の変位とバネ定数から線形弾性論
により計算した．SIM 像の録画条件と荷重と伸びのFTT 材のフェライト相とオーステナイト相およ

分解能を表１に示す．試験後，破面を SEM（日立び MCP 材のフェライト相から FIB 加工によりマイハイテクノロジーズ製 SU-70）で観察して破壊の様

クロ試料を採取し，その一部を切断して，タングス子を調べた．

テン製の針状試料の先端に FIB 装置のタングステン
蒸着機構を用いて固定した．その後，試料の先端を
曲率 50 nm 程度の針状に FIB 加工し，APT 測定用の試験片とした．
APT 測定には，ふげんのホットラボに設置された局所電極型３次元アトムプローブ（CAMECA 製

4. 試
 験結果
4.1 ミ
 クロ分析
4.1.1

T EM 観察LEAP 3000X HR）を用いた．標準の測定条件は，
レーザーパルスモード，試料温度 35 K，レーザー

FTT 材のフェライト相のミクロ組織を TEM 観察

出力 0.2 nJ，パルス周波数 250 kHz である．収集しした結果，図３（a）に示すように，ドット状欠陥，

たデータについて，質量／電荷比ごとに元素の種類

完全転位ループおよびキャビティが観察された．

を決定し，３次元像形成処理によりアトムマップをドット状欠陥と完全転位ループについては，電子線構築した．

の入射方位を［001］近傍とし，電子線回折図形における g =［200］のスポットを用いて，g / 3g の条

3.3 超 微小引張試験

件でウィークビーム暗視野法を用いて結像し観察した．また，キャビティについては，アンダーフォー

ふげんのホットラボの FIB-SEM を用いて，図１

カスで明視野像を観察した．なお，同一視野についに示すゲージ部寸法が 2.4 × 0.3 × 0.3 µm と 8 ×１×てオーバーフォーカスで取得した TEM 像と比較す

1 µm の超微小引張試験片（以下，S 型試験片と L 型

ることによってキャビティを識別した．析出相につINSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-6147（a）試験片の作製位置の例

ゲージ部寸法：2.4×0.3×0.3 m（S 型）

ゲージ部寸法：8×1×1 m（L 型）（b）試験片寸法
図１

超微小引張試験片の作製位置の例と寸法（a）超微小引張試験の概略図
図２（b）試験前の SIM 像の例

超微小引張試験の概略図と試験前の
SIM
像の例
（S
型試験片）

いては，電子線の入射方位を［001］近傍として電るスポットとの間）に対物絞りを挿入して結像し，

子線回折図形を取得したが，析出相によるスポット

暗視野像を取得したが，析出相によるコントラストは認められなかった．析出相による回折スポットが現れる位置（ g =［200］のスポットと透過波によは観察されなかった．観察された組織を定量評価した結果を表２に示す．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-6

148

表１

超微小引張試験の SIM 像の録画条件と荷重と伸びの分解能

試験片

荷重（µN）

伸び（%）

フェライト

S型

7.23 × 7.23

14

0.84

0.7

S型

7.23 × 7.23

14

0.84

0.7

L型

14.45 × 14.45

28

17

0.4

オーステナイト

視野範囲（µm） ピクセルサイズ（nm）

分解能

相

ドット状欠陥／明視野像 完全転位ループ  キャビティ（a）フェライト相
ドット状欠陥／明視野像  完全転位ループ フランクループ  キャビティ

析出相（b）オーステナイト相図３ FTT 材のミクロ組織
析出相の結像に用いた対物絞り位置には γ’ 相 と G 相からの回折スポットを含む
表２

FTT 材のオーステナイト相のミクロ組織を TEM

TEM 観察によるFTT 材のミクロ組織の評価結果
平均直径
数密度（nm） （×1023 m-3）

相

ミクロ組織

フェライト

完全転位ループ／
ドット状欠陥

3.2

1.6

キャビティ

2.9

0.19

オーステ
ナイト

観察した結果，図３（b）に示すように，ドット状欠陥，完全転位ループ，フランクループ，キャビティ
および析出相が観察された．ドット状欠陥と完全転
位ループおよびキャビティについては，フェライト
相と同じ観察条件で観察した．フランクループにつドット状欠陥2.4

0.84

いては，電子線の入射方位を［011］近傍とし，rel-

完全転位ループ

9.1

0.68

rod 法を用いて結像し観察した．析出相については，

フランクループ

12.8

0.33

キャビティ

3.2

0.55

フェライト相と同じく，電子線の入射方位を［001］

析出相

5.1

0.013

近傍として電子線回折図形を取得したところ，析
出相によるスポットは認められなかったため，g =22

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-6

149［200］のスポットと透過波によるスポットとの間にと Si と Mn 原子が明確に濃縮している様子がアト

対物絞りを挿入して結像し観察した．回折スポット

ムマップに認められた．Ni/Si/Mn 原子が濃縮してが認められなかったために観察された析出相を同定いる位置では Cr 原子の濃度は低く，Cr 原子はこれできないが，対物絞りを挿入した箇所は γ' 相と G 相

らの溶質原子クラスタでは濃縮していない．また，からの回折スポットが現れる箇所とおおよそ一致している．このため，析出相は γ' 相や G 相を含むもの

Cu 原子も Ni/Si/Mn 原子と同じ位置で濃縮していと推察される．観察された組織を定量評価した結果と考えられる．

を表２に示す．

る様子があり，Cu リッチクラスタを形成している
FTT 材のオーステナイト相では，Si 原子が明確

MCP 材のフェライト相のミクロ組織の STEM 観に濃縮している様子がアトムマップに認められ，同察結果を図４に示す．電子線の入射方位を［001］

じ位置で Ni 原子の濃縮と Fe と Cr 原子の減少が確近傍として電子線回折図形を取得したところ，析出認された．Si と Ni 原子が濃縮している場所では Cu

相によるスポットは認められなかった．図４（a）は明視野像であり，図４（b）は g =［200］のスポット

原子も濃縮している様子があり，フェライト相と同と透過波によるスポットとの間に対物絞りを挿入しれる．Ni-Si クラスタの形成は，照射されたオースて結像した暗視野像である．暗視野像観察からは，

テナイトステンレス鋼では広く報告

析出相によるコントラストは観察されなかった．

おり，最近のデータによると Si 原子の濃縮領域の4.1.2

様に，Cu リッチクラスタを形成していると考えら
（20）〜
（25）

されて

形状は多岐に渡り，球状や線状の他にもリング形状
A PT 測定をしている場合や，原子の濃縮の程度が弱い場合は一部が重なっているような例も報告されている．Si

FTT 材のフェライト相とオーステナイト相お
よび MCP 材のフェライト相について得られたア原子は転位線や転位ループ等のシンクにも偏在していると考えられる．

トムマップの例を図５に示す．なお，アトムマッ

MCP 材のフェライト相については，FTT 材のプの z 方向長さを最適化するため，３次元像形成

フェライト相と同様に，スピノーダル分解と Ni/Si/

処理において，材料の電解蒸発に必要な電界強度

Mn 原子が濃縮している様子がアトムマップに認め（Evaporation field, EF）と試験片の先端形状によられた．Ni/Si/Mn 原子と同じ位置に Cu 原子が濃縮る電気力線の圧縮因子（Image compression factor,

している様子は認められなかった．

ICF，EF とともにアトムマップの Z 方向長さや X-Y
面の広がり具合に影響する）は，FTT 材について

・溶質原子クラスタの評価

は EF = 30.0 V/nm と ICF = 1.65 を，MCP 材 に つ

測定結果に対して，マキシマム・セパレーション

いては EF = 33.0 V/nm と ICF = 1.1 を用いた．
FTT 材のフェライト相では，Fe リッチな α 相と法（26）に基づいた再帰的検索手法を用いて溶質原子

Cr リッチな α' 相へのスピノーダル分解に加え，Ni

これまでに報告している（25）．本解析では，Si をク

クラスタ解析を行った．
解析手法の詳細については，（a）[001]晶帯軸からの明視野像 （b）透過波と g = [200]間の暗視野像
図４

MCP 材のフェライト相のミクロ組織

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-6

150

Fe

Cr

Ni

Si

Mn

Mo

C

P

Cu

Z
X
Y

（a）FTT 材のフェライト相（2634545 nm）
Fe

Cr

Ni

Si

Mn

Mo

C

P

Cu

（b）FTT 材のオーステナイト相（1585354 nm）
Fe 

Cr 

Ni

Si

Mn   Mo   C

P 

Cu

（c）MCP 材のフェライト相（1253334 nm）
図５

アトムマップの例

ラスタのコア元素と定義し，コア原子の抽出に用い３個未満しかないものを取り除いた．FTT 材のオー

るしきい距離には 0.7 nm を用い，コア原子が 20 個

ステナイト相については，抽出されたクラスタの形

以上のものだけをクラスタとして取り扱った．
また，状をアトムマップで１つずつ確認し，球状とリング

周辺原子の抽出に用いるしきい距離には 0.5 nm を状の２種類に分類した．球状のクラスタはいわゆる用いて周辺原子を含めたクラスタを抽出した．最後

Ni-Si クラスタと考えられる．一方，リング状のクに，周辺原子のうち 0.5 nm 以内に Si もしくは Ni がラスタはフランクループや完全転位ループへの偏析INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-6

151

ら評価する V パラメータ法（28）と Cr-Cr 原子間距離に対応すると考えられる．
クラスタの大きさは，クラスタの回転半径（Radiusの頻度分布から評価する第一近接分布解析法（29）のof gyration）に 2√5⁄3 を乗じたギニエ直径（Guinier

２つの方法で検討した．V パラメータ法では，Cr

diameter）で定義した（27）．なお，クラスタの数密濃度の頻度分布を Cr 原子がランダムに分布してい度の算出には抽出された全てのクラスタを用いたると仮定した場合の頻度分布と比較してスピノーダ

が，大きさと組成の評価には測定領域の縁にクラス

ル分解の程度を評価するが，微細な溶質原子クラス

タの一部がかかるものは，クラスタの全体が含まれタが形成している場合，見かけ上ランダムな濃度分ていない可能性があるため除外した．

布とは異なる値と比較することになり，溶質原子ク

APT 測定により明らかにされた溶質原子クラス

ラスタの形成による影響が含まれる可能性がある．

タの平均直径と数密度を表３に示す．FTT 材のフェ一方，第一近接分布解析法では，Cr 原子の短距離ライト相では，比較的大きな溶質原子クラスタが認秩序を調べるため，溶質原子クラスタの形成の影響められた．FTT 材のオーステナイト相については，は含まれにくい．なお，これらの分析は，溶質原子

球状のクラスタの平均直径と数密度を示した．フェ

クラスタの原子を差し引いたアトムマップに対してライト相と比べて平均直径は小さく，数密度は１桁実施した．

少なかった．なお，
リング状のクラスタについては，
21-3

V パラメータについては，FTT 材で 0.98，MCP

直径は 10 nm を超えており，数密度は 6.0 × 10 m

材で 0.65 であった．また，1NN パラメータについであり，球状のクラスタと比較して一桁以上少なて は，FTT 材 で 0.133，MCP 材 で 0.131 で あ っ た．

かった．MCP 材のフェライト相では，比較的小さ

なお，詳細は報告済みである（9）．APT 測定によりな溶質原子クラスタが数多く形成していた．

明らかにされたスピノーダル分解のデータを表３に

溶質原子クラスタの組成については，サイズによる明確な変化は認められなかった．平均組成（at%）
は，FTT 材のフェライト相とオーステナイト相ではそれぞれ 50.4 Fe-11.4 Cr-25.2 Ni-6.2 Si-5.9 Mn と

示す．

4.2 超
 微小引張試験50.2 Fe-12.0 Cr-22.8 Ni-12.8 Si-1.1 Mn であり，MCP

引張試験時の SIM 像の例を図６に示す．なお，

材のフェライト相では 46.7 Fe-18.6 Cr-21.1 Ni-5.2 Si-

SIM 像中の赤線は，試験片が引張軸から逸れていな

5.9 Mn であった．フェライト相における溶質原子

いことを確認するために用いた線である．試験片のクラスタの Mn/Ni/Si 比は，FTT 材と MCP 材でと多くは掴み部の近傍で破断した．

もに，おおよそ 1 : 4 : 1 であった．また，溶質原子

図２に示した伸びの評価位置で評価したゲージ部

クラスタの Ni，Si，Mn 濃度は，母相の組成と比の伸びと応力の関係を図７に示す．伸びの分解能

較して５倍程度に濃縮したものであった．FTT 材

は，S 型試験片については 0.7% であり，L 型試験片のオーステナイト相については，Ni/Si 比はおおよについては 0.4% である．応力はマイクロ梁の変位

そ 2 : 1 であり，母相の組成と比較した溶質原子クから算出した荷重を試験前のゲージ部断面積で除しラスタの Ni と Si 濃度はそれぞれ 3, 13 倍の濃縮比でて求めており，試験後の試験片を SEM 観察して未あった．

変形部から試験片の厚さと幅を評価して断面積を求めた．試験時の引張速度は１× 10-3 s-1 であった．

・スピノーダル分解の評価

FTT 材のフェライト相の試験片は，860 MPa で

FTT 材と MCP 材のフェライト相については，Cr

降伏し，最大応力（引張強さ）1,210 MPa まで伸びのスピノーダル分解の程度を Cr 濃度の頻度分布かて破断した．全伸びは3.4% であった．FTT 材のオー

表３

APT 測定による溶質原子クラスタの平均直径と数密度および V パラメータと 1NN パラメータの評価結果

材料
FTT
MCP

相

平均直径（nm）

数密度（×1023 m-3）

Vパラメータ1NN パラメータ

フェライト

5.7

10.8

0.98

0.133

オーステナイト

3.7

2.0

-

-

フェライト

3.3

45.0

0.65

0.131

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-6152（a）試験前（b）試験中（変位 0.71 m）（c）破断直前（d）試験後

図６

引張試験時の SIM 像の例（FTT 材のフェライト相，S 型試験片）（a）フェライト相（S 型試験片）

（b）オーステナイト相（S 型試験片）（c）オーステナイト相（L 型試験片）
図７

応力－伸び線図

ステナイト相では，S 型試験片については 800 MPa

MCP 材のフェライト相の試験片は，590 MPa でで降伏し，引張強さは960 MPa，
全伸びは5.4% であっ

降 伏 し， 引 張 強 さ は 980 MPa， 全 伸 び は 5.3% でた．L 型試験片については 620 MPa で降伏し，引張あった．MCP 材のオーステナイト相では，S 型試

強さは 660 MPa，全伸びは 10.6% であった．表４に験片については 620 MPa で降伏し，引張強さは 680

引張特性の評価結果を示す．フェライト相は，オーMPa，全伸びは 6.6% であった．なお，620 MPa をステナイト相と比較して強度が高く，伸びが小さい

負荷した時点で加工硬化を伴わない伸びが確認され傾向が認められた．また，オーステナイト相では，たが，試験中に負荷した最大応力 680 MPa で引張小さい試験片の方が強度が高く，破断時の伸びが小強さを評価した．L 型試験片については，試験片はさくなった．

420 MPa で降伏し，加工硬化せずに伸びて破断した．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-6

表４
材料
FTT

超微小引張試験による引張特性の評価結果

相試験片

耐力（MPa）

引張強さ（MPa）

全伸び（%）

フェライト

S型

860

1,210

3.4

S型

800

960

5.4

L型

620

660

10.6

オーステナイト
フェライト

MCP

153

オーステナイト

S型

590

980

5.3

S型

620

680

6.6

L型

420

420

15.9

全伸びは 15.9% であった．表４に引張特性の評価結熱時効と照射によるミクロ組織変化を検討する．

果を示す．フェライト相とオーステナイト相では耐TEM 観察で明らかにされたミクロ組織のデータは力は同程度であったが，フェライト相の方が引張強表２に，APT 測定により明らかにされた溶質原子さは高く，伸びがやや小さくなった．オーステナイ

クラスタとスピノーダル分解のデータは表３に示しト相では，FTT 材と同様に，小さい試験片の方がた．

強度が高く，破断時の伸びが小さくなった．
試験片破面の SEM 像の例を図８に示す．全ての5.1.1 フ ェライト相

試験片で破面は比較的平坦であり，単一のすべり面にすべり変形が集中して起こり，せん断破壊により

FTT 材では比較的小さな転位ループとキャビ試験片が破断したことが確認された．破面の近傍にティの形成が TEM 観察により確認された．MCP 材

は別のすべりによる段差が認められ，これらは同じではこれらのミクロ組織は認められなかったことか

指数のすべり面ですべった跡であった．

ら，照射により導入された欠陥であることが確認された．また，G 相の形成については，TEM 観察で

5. 考
 察

は FTT 材と MCP 材でともに確認されなかったが，5.1 熱 時効と照射によるミクロ組織変化

APT 測定では Mn-Ni-Si クラスタの形成が FTT 材と
MCP 材でともに確認されており，これらは G 相の前駆体であると考えられる．溶質原子クラスタの組

FTT 材（324 ℃，111,000 時 間，3 dpa） と MCP

成比は，FTT 材では Mn : Ni : Si = 6 : 25 : 6 であり，材（320℃，92,000 時間）のミクロ組織を比較し，MCP 材では Mn : Ni : Si = 6 : 21 : 5 であり，G 相の（a）マイクロ梁側
図８（b）マイクロプローブ側

破面の SEM 像の例（FTT 材のフェライト相，S 型 試験片）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-6154

組成比（M : Ni : Si = 6 : 16 : 7，M=Mn, Mo）と比5.1.2 オ ーステナイト相

較的矛盾しない．FTT 材で確認された溶質原子ク
ラスタは，MCP 材と比較して平均直径が大きく，

FTT 材では転位ループとキャビティおよび析出

数密度が小さかった．
溶質原子クラスタの体積率は，相の形成が TEM 観察により確認された．これらのFTT 材では 0.105 であり，MCP 材の 0.075 と比較しミクロ組織は，照射されたオーステナイトステンレて大きく，FTT 材における溶質原子クラスタの形

ス鋼では典型的に認められる組織であった（31）〜（33）．

成過程は，MCP 材と比べて促進されていることがキャビティの形成量から計算したスェリング量は示唆される．FTT 材での照射欠陥の形成と溶質原

0.94% であり，無視できるレベルであった．また，

子クラスタの形成の促進は，照射を受けた材料ではG 相あるいは γ' 相を含む析出相の形成が TEM 観察

受けていない材料よりも硬化することを示唆する．

で確認された．析出相の数密度は，APT 測定で認Cr のスピノーダル分解については，FTT 材とめられた球状の溶質原子クラスタよりも２桁少な

MCP 材で共通して認められた．スピノーダル分解

く，APT で確認された溶質原子クラスタの大部分の V パラメータは FTT 材の方が MCP 材よりも値は G 相や γ' 相の前駆体であると考えられる．これらが大きく，照射を受けることでスピノーダル分解がの照射欠陥や溶質原子クラスタの形成は，照射を受進んでいることを示唆するものの，1NN パラメー

けた材料のオーステナイト相を硬化させる要因で

タでは FTT 材と MCP 材で大きな違いは認められなある．

かった．熱時効中のスピノーダル分解の進展は，温球状の溶質原子クラスタの平均直径や数密度およ度や時間，Mo や C 等の組成等の様々なパラメータ

び平均組成は，中性子照射された 316 ステンレス鋼

（20）
（30）

．FTT 材とについて報告されている溶質原子クラスタのデー

MCP 材は同様の供用温度と時間履歴であるものの，

タ（25）と類似していた．また，転位ループ等の点欠

Mo 濃度は MCP 材の方が高いことから，中性子照陥クラスタへの Ni と Si の偏析と考えられるリング

射がスピノーダル分解を加速する可能性も示唆され状の溶質原子クラスタも認められた．リング状の溶る．阿部ら（8）の報告では，中性子照射がフェライ

質原子クラスタは，直径は TEM 観察で認められた

ト相のスピノーダル分解を加速させる可能性が示唆

完全転位ループやフランクループと近いものの，数されているが，本研究で使用した材料と比べて比較

密度は１桁少なかった．これは一部の転位ループに的低温かつ短時間で熱時効（275℃，8,000 時間）さNi や Si が偏析していることを示唆する．最近，馬れた材料で評価されており，熱時効のみでは明確な淵ら（34） は Ni や Si が偏析することで転位ループ等

スピノーダル分解は確認されていない．本研究で使の照射欠陥の硬化係数が増大する（より硬い欠陥に用した材料のような長期間の供用等により熱時効のなる）可能性を報告している．リング状の溶質原子

みでもスピノーダル分解が十分進む状態においてクラスタの形成は照射されたオーステナイトステン

は，照射を受けてもスピノーダル分解がさらに大きレス鋼でも認められているが（20）〜（25），転位ループ

く加速される可能性は小さいと考えられる．スピへの偏析挙動や偏析した転位ループが硬化に及ぼす

ノーダル分解の観点からは，照射を受けた材料と受寄与については十分には理解されておらず，APT

けていない材料で硬化に明確な違いは生じないと考測定と TEM 観察を同じ視野（位置）で実施する等えられる．

の高度な実験による検討が今後必要である．

に依存することが知られているフェライト相では熱時効により Cr のスピノーダ

オーステナイト相では，熱時効のみでは有意なミル分解が生じるとともに Mn-Ni-Si クラスタが形成

クロ組織変化が生じないと考えられることから，照しており，照射を受けた場合は Mn-Ni-Si クラスタ

射を受けることで硬化し，その硬化には照射欠陥との形成が促進されるとともに照射欠陥が形成された

溶質原子クラスタの形成が寄与すると考えられる．

が，スピノーダル分解への影響は明確ではなかった．照射を受けることで熱時効単独に比べてより硬化すると考えられるが，その照射硬化には照射欠陥の形成と溶質原子クラスタの促進が寄与すると考え
られる．

5.2 熱
 時効と照射による引張特性の変化
中性子照射を受けると，フェライト相では転位
ループ等の照射欠陥が形成されるとともに，溶質原子クラスタの形成が熱時効単独に比べて促進される

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-6

155

ことが示唆され，オーステナイト相では照射欠陥とライト相の初期強度が同等であったと仮定すると，

溶質原子クラスタの形成が認められた．本節では，現在の FTT 材の試験片は，中性子照射を受けるこ

熱時効と照射によるミクロ組織変化をもとに，引張とで熱時効単独の MCP 材よりも高い硬化を引き起特性の変化を検討する．

こしたことを示唆する．これはミクロ組織の傾向と5.2.1 引 張特性の比較も対応する．
5.2.2 ミ
 クロ組織と引張特性の関係

超微小引張試験での引張特性を比較する際には，幾つかの技術的に考慮すべき点がある：（1）供用前FTT 材と MCP 材の供用前の材料は入手できな（未照射／未時効）の材料は入手できていないこと，かったため，機械的性質の変化とミクロ組織の変化（2）単結晶からなる試験片であること，（3）S 型試の関係を厳密に議論することはできない．よって，

験片は細い網目状のフェライト相を含めるために非

本項では２つの溶接金属の耐力の相対的な違いを，常に薄く（厚さ：0.3 µm），引張試験の結果に及ぼミクロ組織データに基づいて計算したせん断応力のす試験片のサイズ効果が大きいこと，（4）試験片サ

変化と定性的に比較する．なお，超微小引張試験片

イズが小さいため，ひずみ速度が比較的高いこと，は単結晶であったため，本計算は多結晶の試験片で（5）伸び測定における分解能が試験中の SIM 像のはなく単結晶について行っていることを注記する．

分解能により低いこと（0.4 〜 0.7%）．

オーステナイト相については，ミクロ組織は転位（2）については，オーステナイト相の L 型試験片ループ，キャビティ，溶質原子クラスタ等のよく知の応力－伸び線図で単結晶試験片の典型的な挙動が認められた．この試験では，すべりの開始まで応力られた照射誘起欠陥で構成されていた．このような欠陥の硬化への寄与（せん断応力の増加 Δτ）は，が増加し，その後，応力はほとんど増加せずにすべ次式で示す欠陥 i のサイズ（di）と数密度（Ni）を使り変形が継続して破断に至った．一方，S 型試験片用したオロワン機構に基づく硬化モデルによって推では加工硬化と同様の応力の増加を示したが，その定できる．

原因については良く分かっていない．
（3）については，FTT 材と MCP 材でともに，オーステナイト相∆ = √∑∆ 2 ,

∆

=

√

（1）

められた．この系統的な違いは，試験片のサイズ効

μ はせん断弾性率（76αi は欠陥 i の硬化係数，
ここで，
GPa）
，b はバーガーズベクトル（0.255 nm）である．

果の結果であると考えられる．小さな試験片では内ミクロ組織データと想定した硬化係数を使用し包される欠陥の数が減少するため，転位の増殖機構

た，FTT 材のオーステナイト相におけるせん断応であるフランク・リード源となる転位の張り出しの力の増加 Δτ の計算結果を表５に示す．この計算で間隔が広くなり，転位の増殖，すなわち塑性変形には，TEM で観測される析出相の数密度は APT で観必要な応力が高くなり，S 型試験片では L 型試験片測される溶質原子クラスタの数密度よりもはるかにより高い耐力を示す．このため，同じ型の試験片の少ないため，その寄与を無視した．計算された Δτ

データを FTT 材と MCP 材で比較することにした．

の耐力に S 型と L 型の試験片で〜 200 MPa の差が認FTT 材のフェライト相の耐力は，MCP 材のフェは 208 MPa であった．Δτ を単結晶のシュミット因子（最大値）で除算し，耐力の増加 Δσy を求めた．

ライト相よりも 270 MPa 高かった．また，FTT 材

なお，
引張方向を特定して試験していないことから，のオーステナイト相でも，S 型と L 型の両方の試験

シュミット因子は 0.45 と仮定した．Δσy は 462 MPa

データで，MCP 材よりも耐力は 200 MPa 高かった．

であった．

MCP 材のオーステナイト相では製造時のミクロ組

FTT 材と MCP 材の供用前のオーステナイト相の織が維持されていると考えられることから，オース

初期強度が同等であったと仮定すると，超微小引張

テナイト相の耐力に認められた 200 MPa の差の大試験で認められた FTT 材と MCP 材のオーステナイ

部分は照射硬化に対応する可能性が高いと考えられト相の耐力の差 200 MPa は，計算された FTT 材のる．
また，
フェライト相で認められた耐力の違い（270

照射硬化量 462 MPa と一致しない．この不一致のMPa）についてもフェライト相の照射硬化に対応原因として，試験片のサイズ効果の現れ方が未照射すると考えられ，FTT 材と MCP 材の供用前のフェ材と照射材で異なる（35）ことが影響していると考え

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-6

156

表５

FTT 材のオーステナイト相におけるせん断応力の増加の計算結果

ミクロ組織平均直径（nm）

数密度（× 1023 m-3）αi

Δτi（MPa）

ドット状欠陥

2.4

0.84

0.2

55

完全転位ループ

9.1

0.68

0.2

96

フランクループ

12.8

0.33

0.4

159

キャビティ

3.2

0.55

0.2

51

溶質原子クラスタ

3.7

2.0

0.1

53

Total Δτ208

られる．照射材では照射欠陥や Ni-Si クラスタが形

傾向は，Pareige ら（16） によって報告された鋳造ス

成されているため，試験片が小さくなっても内包さ

テンレス鋼の硬さと V パラメータとの間の線形相れる欠陥の数が未照射材に比べて多く，フランク・

関と一致する．しかし，V パラメータでは，溶質原リード源となる転位の張り出しの間隔が広くなるこ子クラスタが形成されている場合にはその影響を含とによる試験片のサイズ効果が，未照射材に比べてんで評価される可能性があることに注意する必要がより小さな試験片になるまで現れにくい．

ある．フェライト相における耐力増加とミクロ組織

単結晶の 316L ステンレス鋼の室温での引張試験
データ（36）を参考に，試験片のサイズ効果がない場
合のオーステナイト相の耐力を 150 MPa と仮定す
ると，MCP 材のオーステナイト相では，S 型試験
片で 470 MPa，L 型試験片で 270 MPa の耐力増加変化との相関関係を確立するには，更なる検討が必
要である．

6. ま
 とめ

がサイズ効果により生じていることになる．また，

熱時効と中性子照射によるステンレス鋼溶接金属

FTT 材については S 型試験片で 180 MPa（S 型と Lの脆化挙動を理解するため，PWR にて熱時効条件型の耐力の差）の耐力増加がサイズ効果により生下で長期間使用されたステンレス鋼溶接金属のうちじているが，L 型試験片では生じていないと仮定す

中性子照射を受けた材料と受けていない材料についる．この場合の FTT 材の耐力は，照射硬化量 462て，ミクロ組織を APT と TEM で調べるとともに，

MPa にサイズ効果が MCP 材よりも小さくなる分を

フェライト相とオーステナイト相の引張特性を超微差し引くと，MCP 材よりも S 型試験片で 172 MPa，小引張試験で調べ，ミクロ組織と引張特性の関係をL 型試験片で 192 MPa 高くなる．これは超微小引張検討した．その結果，以下のことが分かった．

試験の実測値（S 型試験片で 180 MPa，L 型試験片で 200 MPa の違い）と近い．試験片のサイズ効果・ ミ
 クロ組織については，フェライト相では Crを適切に設定することで，超微小引張試験によりミのスピノーダル分解と Mn-Ni-Si クラスタの形

クロ組織変化に基づく耐力の変化を評価できること

成が両方の材料で認められ，照射を受けた材が示唆された．なお，L 型試験片を用いた低放射化

料では Mn-Ni-Si クラスタの形成の促進と転位（18）では，未照射材

ループ等の照射欠陥の形成が確認された．硬でも試験片のサイズ効果が明確に認められなかった化の主要因となるスピノーダル分解について

が，低放射化フェライト鋼ではラス境界等の微細なは，照射による明確な促進は認められなかっ組織が試験片が小さくなっても維持されており，照た．また，オーステナイト相では，照射を受射材のように試験片のサイズ効果が現れ難かった可けた材料で照射欠陥と Ni-Si クラスタの形成能性が考えられる．

が確認された．

フェライト鋼の超微小引張試験

一方，フェライト相については，Cr のスピノー・ 引 張特性については，フェライト相とオースダル分解が硬化の主な原因であることが知られていテナイト相ともに，照射を受けた材料では受るが，スピノーダル分解の硬化への寄与を推定する

けていない材料よりも高い耐力と引張強さがための物理的な相関法は，まだ十分に確立されてい認められた．オーステナイト相の照射によるない．本研究で示した MCP 材のフェライト相の耐耐力増加は，試験片のサイズ効果を仮定した

力と V パラメータが FTT 材と比較してともに低い

オロワンモデルを用いて評価したミクロ組織

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-6

変化に基づく硬化量と良く一致した．
・ 照
 射を受けると熱時効単独よりも硬化するこ157

in cast austenitic stainless steels,” Acta
Materialia, 179（2019）61.

とがフェライト相とオーステナイト相でとも（8） 阿部博志，渡邉豊，平田一真，宮崎孝道，越に確認され，ミクロ組織変化の傾向と対応

石正人，堀内寿晃，源聡，“ 圧力バウンダリ

した．

構成部で使用されるステンレス溶接金属の熱時効脆化評価のための基盤技術開発（6）ス

文
 献

テンレス鋼の熱時効硬化挙動ならびに照射材のミクロ組織調査 ”，日本原子力学会 2018 年（1） PWR 炉内構造物点検評価ガイドライン［炉心秋の大会，1C05.

そう］
（第２版）
，一般社団法人原子力安全推（9） K. Fujii, H. Nishioka, K. Fukuya, “APT

進協会 炉内構造物等点検評価ガイドライン検

measurement of stainless steel welds after

討会，平成 27 年３月（2015）．

long-term aging and irradiation,” Proc. 17th（2） K.J. Amberge, “PWR Core Barrel Cracking

Int. Conf. on Environmental Degradation of

Operating Experience in US, MRP-227-A

Materials in Nuclear Power Systems - Water

Inspection Findings Summary,” NRC-

Reactors, CNS, 2015.

industry Materials Technical Exchange
Meeting, Rockville, MD, 2019.

（10） O.K. Chopra, A.S. Rao, “Methodology
for Estimating Thermal and Neutron（3） O.K. Chopra, “Effects of Thermal Aging andEmbrittlement of Austenitic Stainless

Neutron Irradiation on Crack Growth Rate

Steels Welds during Service in Light Water

and Fracture Toughness of Cast Stainless

Reactors,” J. Pressure Vessel Technology,

Steels and Austenitic Stainless Steel Welds,”

138（2016）040802.

NUREG/CR-7185, ANL-14/10（2015）．

（11） O.K. Chopra, A.S. Rao, “Methodology（4） M a t e r i a l s R e l i a b i l i t y P r o g r a m : P W R

for Estimating Thermal and NeutronInternals age-Related Material Properties,

Embrittlement of Cast Austenitic Stainless

Degradation Mechanisms, Models andsteels during Service in LWRs,” J. Pressure

Basis Data - State of Knowledge（MRP-211,

Vessel Technology, 138（2016）040801.

Revision 1）, EPRI, 2017.
（5） A. Jenssen, J. Stjärnsäter, K. Kese, R. Carter,
J. Smith, A. Demma, M. Hiser, “Fracture（12） Materials Reliability Program: A Review ofRadiation Embrittlement for Stainless Steels（MRP-79）- Revision 1, EPRI, 2004.

Toughness Testing of an Irradiated PWR（13） 平成 20 年度照射誘起応力腐食割れ（IASCC）

Core Barrel Weld, Contribution of Materials

評価技術に関する報告書，独立行政法人原子Investigations and Operating Experience to力安全基盤機構，平成 21 年９月（2009）．

Light Water NPPs' Safety,” Performance and（14） T. Tobita, M. Udagawa, Y. Chimi, Y.

Reliability, Fontevraud 9, SFEN, 2018.

Nishiyama, K. Onizawa, “Effect of neutron（6） A. Jenssen, J. Stjärnsäter, R. Pathania,

irradiation on the mechanical properties of

R. Carter, “Crack Growth in Irradiatedweld overlay cladding for reactor pressure

Stainless Steel Welds in BWR Environments,

vessel,” J. Nucl. Mater., 452（2014）61.

Contribution of Materials Investigations（15） T. Takeuchi, Y. Kakubo, Y. Matsukawa,

and Operating Experience to Light Water

Y. Nozawa, Y. Nagai, Y. Nishiyama, J.

NPPs' Safety,” Performance and Reliability,

Katsuyama, K. Onizawa, M. Suzuki, “EffectFontevraud 9, SFEN, 2018.

of neutron irradiation on the microstructure（7） S. Chen, Y. Miyahara, A. Nomoto, K. Nishida,of weld overlay cladding for nuclear reactor“Effects of thermal aging and low-fluencepressure vessels,” J. Nucl. Mater., 443（2013）

neutron irradiation on the mechanical266.

properties and microstructure of ferrite（16） C. Pareige, S. Novy, S. Saillet, P. Pareige,

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-6

158

“Study of phase transformation and

JOURNAL, 23（2016）NT-5.

mechanical properties evolution of duplex（26） J.M. Hyde, C.A. English, “An analysis of thestainless steels after long term thermal

structure of irradiation induced Cu-enrichedageing,” J. Nucl. Mater., 411（2011）90.

clusters in low and high nickel welds,” Proc.

（17） 藤井克彦，福谷耕司，“ オーステナイト系ス

Mater. Res. Soc. Symp., vol. 650（2001）

テンレス鋼溶接金属のミクロ組織への熱時効と照射の影響 ”，INSS JOURNAL 25（2018）
NT-3.
（18） T. Miura, K. Fujii, K. Fukuya, “Micro-tensile

R6.6.1.
（27） M.K. Miller, “Atom Probe Tomography:
Analysis at the Atomic Level,” Kluwer
Academic, New York（2000）．

testing of reduced activation ferritic steel（28） F. Danoix, B. Deconihout, A. Bostel, P. Auger,

F82H irradiated with Fe and He ions,” Nucl.

“Some new aspects on microstructural andMater. Energy, 17（2018）24.

morphological evolution of thermally aged（19） 三浦照光，藤井克彦，福谷耕司，“ 中性子照射ステンレス鋼の粒界酸化部の破壊特性の評
価 ”，INSS JOURNAL, 25（2018）NT-5.
（20） P . P a r e i g e , A . E t i e n n e , B . R a d i g u e t ,“Experimental atomic scale investigation ofradiation effects in CW316SS and UFG-CW

duplex stainless steels,” Surface Sci., 266（1992）409.
（29） M . K a t o , “ H a r d e n i n g b y s p i n o d a l l ymodulated structure in b.c.c. alloys,” Acta
Met., 29（1981）79-87.
（30） T.G. Lach, A. Devaraj, K.J. Leonard, T.S.

316SS,” J. Nucl. Mater. 389（2009）259.

Byun, “Co-dependent microstructural（21） A. Etienne, B. Radiguet, N.J. Cunningham,evolution pathways in metastable d-ferrite

G.R. Odette, P. Pareige, “Atomic scalein cast austenitic stainless steels during

investigation of radiation induced

thermal aging,” J. Nucl. Mater., 510（2018）segregation in austenitic stainless steels,” J.

382.

Nucl. Mater., 406（2010）244.
（22） Z. Jiao, G.S. Was, “Novel features of radiation-（31） G.S. Was, Fundamentals of Radiation
Materials Science, Springer, 2007.

induced segregation and radiation-induced（32） K. Fukuya, “Current understanding of

precipitation in austenitic stainless steels,”radiation-induced degradation in light waterActa Mater. 59（2011）1220.

reactor structural materials,” J. Nucl. Sci.

（23） T. Toyama, Y. Nozawa, W. Van Renterghem,

Tech., 50（2013）213.

Y. Matsukawa, M. Hatakeyama, Y. Nagai, A.

（33） K. Fukuya, K. Fujii, H. Nishioka, Y. Kitsunai,AlMazouzi, S. Van Dyck, “Irradiation-induced“Evolution of microstructure and micro-

precipitates in a neutron irradiated 304

chemistry in cold-worked 316 stainless steels

stainless steel studied by three-dimensional

under PWR irradiation,” J. Nucl. Sci. Tech.,atom probe,” J. Nucl. Mater., 418（2011）62.

43（2006）159.

（24） P. Chou, N. Soneda, K. Nishida, K. Dohi,（34） 馬渕貴魁彰，土井武志，福元謙一，藤井克彦，E.A. Marquis, Y. Chen, “Microstructure and“ オーステナイト鋼の照射硬化に対する溶質

Fracture Toughness of Irradiated Stainless

クラスタの影響 ”，日本原子力学会 2019 年秋

Steel Retrieved from the Field: the Potentialの大会，2H07.

Role of Radiation-Induced Clusters,” Proc.

（35） P. Hosemann, C. Shin, D. Kiener, “Small scale

Fontevraud 8 - Contribution of Materials

mechanical testing of irradiated materials,” J.

Investigations and Operating Experience to
LWRs’ Safety, Performance and Reliability,
Avignon, 2014.
（25） 藤 井 克 彦， 福 谷 耕 司，“ 中 性 子 照 射 ス テ ン
レ ス 鋼 の 溶 質 原 子 ク ラ ス タ 形 成 ”，INSS

Mater. Res. 30（2015）1231-1245.
（36） 岡本和孝，近藤保夫，金田潤也，吉成明，青野泰久，“ 析出強化による単結晶オーステナ
イト系ステンレス鋼の機械的性質の改善 ”，
日本金属学会誌，63, 6（1999）796.

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-7

159

PWR1 次系模擬水中における TT690 合金冷間加工材のSCC 発生評価（第２報）- 変形を許容した高応力条件下での亀裂発生挙動 SCC initiation in cold worked Alloy TT690 under simulated PWR primary water（2nd report） - Crack initiation under high stress condition allowing plastic deformation 寺地

巧（Takumi Terachi）＊1

山田岡本

卓陽（Takuyo Yamada）＊3

マキエ（Makie Okamoto）＊2
有岡孝司（Koji Arioka）＊3

要約
TT690 合金（20%CW および 30%CW）を用い，360℃の PWR1 次系模擬水環境中で定荷重型の亀裂発生試験を実施し，亀裂発生状況を応力解析結果と比較した．促進試験として材料の変形を許容する高い応力を付与したブラントノッチ型 CT 試験片を用い，約１万時間の試験を実施した結果，複数の粒界に微小な亀裂が生じた．亀裂は 20%CW 材で塑性ひずみが 9% 以上，
30%CW 材で 4% 以上の領域で確認された．また，亀裂開口方向にかかる応力成分が 750 MPa 以上と高い応力が付与された領域でのみ亀裂は発生し，高応力および高塑性ひずみ条件部ほど亀裂が多くなる傾向が認められた．発生期の亀裂伝播速度を評価した結果，20%CW 材で高応力および高温度条件で促進した条件においても，0.1 mm の亀裂形成に約 10 年を要する遅い速度であった．
亀裂の走査型透過電子顕微鏡（STEM）を用いた観察の結果から，亀裂発生の前駆挙動として粒界にキャビティの形成が進み，その後，キャビティと酸化の重畳により粒界結合力が低下することで開口が生じたと推察された．
キーワードTT690 合金，冷間加工，SCC 発生，ブラントノッチ CT，キャビティ生成，高応力条件

Abstract
Constant load crack initiation tests of Alloy 690TT（20%CW and 30%CW）
were
carried out under simulated PWR primary water at 360℃, and the cracks were comparedwith stress analysis results. Blunt notch compact tension specimens with excessive high stress,
which allowed the deformation of the materials, for approximately 10,000 h produced microscopic
cracks. The cracks were confirmed to be in the region where plastic strains were over 9% in
20%CW and over 4% in 30%CW. The number of cracks increased with increasing higher stressand strain conditions and the calculated stress components applied in the crack opening direction
were over 750 MPa. The estimated crack propagation rate of the initiation stage for 20%CW
specimens was over 10 years to form a crack depth of 0.1mm, although it was accelerated
under excessive stress and temperature conditions. Detailed observations of the cracks using
STEM suggested that the formation of grain boundary cavities worked as a precursor of crack
initiation, and then the grain boundary bonding strength decreased due to the superposition ofcavities formation and oxidation.
Keywords

Alloy 690TT, cold work, SCC initiation, blunt notch CT, cavity formation, high stress conditions

1. 緒
 言

力腐食割れ（stress corrosion cracking, SCC）の対策材として，圧力バウンダリーなどの重要部材に用TT690 合 金 は 加 圧 水 型 軽 水 炉（pressurized

いられている．1989 年より蒸気発生器（SG）細管

water reactor, PWR）の１次系環境下で生じる応への導入が進められたが，実機における SCC 発生＊ 1 元（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊ 2 元（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊ 3 （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）
現（株）神戸工業試験場

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-7160は報告されていない．実験室においても，リバース

へ酸化が進行するとした仮説である．この仮説でU ベント試験片などを用いた定ひずみ型の試験が多は，SCC 発生には動的ひずみの付与が必要とされ，く行われたが，いずれも SCC を生じさせず優れた

特定条件で 690 合金に割れが生じることを説明して

耐 SCC 性が確認されている（1）〜（4）．

いる．

し か し， そ の 後 行 わ れ た SCC 進 展 試 験 で は，

キャビティ生成型と酸化型の割れは，いずれも粒TT690 合金でも冷間加工を付与した時に SCC が進

界拡散により物質移動が生じ，粒界結合力が低下す

（5）〜
（16）

．SCC 進展速度はる点が共通しているが，キャビティ生成と酸化の重感受性の高い 600 合金と比べて概ね一桁程度遅い

畳を詳細に評価した研究は見当たらない．また，酸が，応力，冷間加工，温度が促進因子として働く化（腐食）により発生する水素は，転位の移動を促など，600 合金の SCC と類似の傾向も認められてい進する効果が報告されているため，キャビティ生成

る．SCC 発生に対しても，促進因子を加味した検にも影響することが想定される（29）．

展することが確認された

討が進められ，360℃の PWR 条件下で強冷間加工

以上の知見から，SCC 発生の機構解明および定材の粒界にキャビティが生じることが多数報告さ

量評価を進めるには，キャビティ生成と酸化が相互

（17）〜
（22）

（23）

は，強冷間加工に影響を及ぼす可能性を評価することが重要と考え材を用い 360℃１万時間程度の定荷重試験を実施しられる．著者らは，前報で述べたとおり BNCT 試た時に，微細な SCC の核が生じることを報告して験片を用いた高い応力条件下の試験や，予め粒界にいる．著者らもブラントノッチ型 CT（blunt notch

キャビティを生じさせた試験など，特定の促進条件

compact tension, BNCT）試験片により４万時間以を考慮することで TT690 合金でも割れが生じる場

上の SCC 発生試験を行い，粒界に開口が生じるこ合があることを明らかにしてきた．特に塑性変形をれている．更に Zhai ら

（24）
（25）

．これらの報告では，高冷伴う高応力を付与した試験では，複雑な応力条件と間加工材を長時間高温，高応力条件下に晒した場合

ひずみが付与されることにより，TT690 合金の割に，粒界炭化物の周辺でキャビティが形成すること

れが促進されることが明確となったが，応力およびが共通している．粒界キャビティの生成機構および

塑性ひずみによる定量的な促進効果については評価とを前報で述べた

（18）

により詳

できていなかった．そこで，特に顕著な亀裂発生が報され，冷間加工により導入された空孔が，応力勾観察された高応力条件下の試験に対して，亀裂の成配などの化学ポテンシャル勾配を駆動力とした拡散

長状況および微細亀裂の評価を行い，TT690 合金

により粒界に集積し，粒界拡散を経てキャビティがの SCC 発生期における亀裂成長過程を明らかにす形成すると考えられている．しかし，キャビティ生

ることを試みた．

生成への影響因子については，Arioka

成型の割れは，材料内部でも生じることから腐食の関与については明確になっていない．
（28）
は，
キャビティ
一方，
Moss ら（26）や Kuang ら（27）

なお，本報告は SCC 発生を対象とした検討だが，TT690 合金は容易に SCC を生じさせないため，種々の促進条件を付与し検討を進めている．そのため，生成では無く，酸化の効果が主体となる SCC 発生

明確な促進試験の結果に対しては「亀裂」という表に対する仮説を提唱している．粒界炭化物を持た現を用い，SCC 発生とは異なる定義で取り扱った．

ずキャビティが生じ難い 690 合金溶体化材を用い，
定 歪 速 度 引 張（constant extension rate tensile,
CERT）試験により微小な欠陥を生じさせ発生段
階の亀裂評価を試みた結果から，粒界上に形成された保護皮膜の破壊が，SCC 発生に寄与すること

2. 実
 験方法
2.1 供
 試材および試験片を指摘した．粒界には拡散誘起粒界移動（diffusion

供試材には表１，２に示した化学組成および機induced grain boundary migration, DIGM）が形成

械特性の TT690 合金 20%CW（cold work）および

され，接液部には Cr2O3 の保護皮膜が認められたこ

30%CW を用いた．供試材は溶体化処理後，700℃とから，腐食初期には粒界を経由したクロムの外方

で 15 時間の特殊熱処理（TT 処理）を施した材料で拡散が生じるとした．その後クロムの表面への供給

粒界に炭化物を有する．図１に試験片形状を示す．

速度が低下することで，動的歪により破壊された試験片は SCC 進展試験に広く用いられている 0.5T

保護皮膜の修復が追い付かない状況となり，粒界CT（compact tension）試験片と同様の形状である

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-7

表１

161

供試材の化学組成
単位：wt%

C

Si

Mn

P

S

Cu

Ni

Cr

Fe

0.019

0.30

0.32

0.009

0.0006

0.04

59.25

30.18

9.42

表２
冷間加工度
（%）

供試材の機械特性

試験温度（℃）

0.2% 耐力
（MPa）

引張強さ
（MPa）

RT

716

790

360

546

613

RT

781

849

360

701

733

20
30

を表３に示す．一般的な SCC 発生試験では，耐力相当の引張荷重が採用され，著者らも見かけの K =30 MPa √ m や 40 MPa √ m で長時間試験を継続してきた（25）．しかし本研究では，亀裂発生を促進するために，見かけの K = 70 および 80 MPa √ m の応力条件を採用した．

2.2 S CC 発生試験片の応力解析
本研究は材料の変形を許容する過大な応力を付与したため，試験片に付与された応力を有限要素法による弾塑性解析により評価した．計算には 360℃の真応力 - 真ひずみ曲線を用い，材料は等方性材料として汎用有限要素プログラム ABAQUS により３次
元での解析を行った．

2.3 亀
 裂発生試験
図１

BNCT 試験片の形状

亀裂発生試験には液循環型の腐食試験装置を用いが，ノッチ先端を R = 0.5 mm とし予亀裂は導入した．環境は標準的な PWR1 次系模擬水として，ほていない．また，高い応力を付与するため，試験う酸，水酸化リチウム水（500 ppm B + 2 ppm Li

荷重の制限から板厚は 0.5 T CT に用いられる 12.5

+ 30 cc-STP/kg・H2O）を採用したが，温度は促進mm ではなく，その約半分にあたる 5.6 〜 6.5 mm と条件とするために 360℃とした．試験片には表３にした．冷間加工に対応する試験片の採取方位は，速示した一定荷重を付与し，微細な亀裂の発生状況を

（15）
（30）

．

確認するため，約 5,000 時間毎に中断し走査型電子

亀裂が発生するノッチ底部はダイアモンドペースト

顕微鏡（scanning electron microscope, SEM）
でノッ

1 µm 仕上げとし表面加工層の影響を除去した．

チ底部を観察した．

い進展速度が報告されている T-L 方位とした試験の応力条件には，応力拡大係数（K 値）の概念を用いた．本来，亀裂が導入されていない試験片に K 値は適用できないが，亀裂進展試験との対比や

2.4 発
 生した亀裂の分析

CT 試験片の応力状態として理解しやすいため，亀

亀裂発生後の状況を詳細に観察するため試験片を裂進展試験片と同様の亀裂をノッチ先端に仮定し切断加工した．切断の概要を図２に示す．試験片は「見かけの K 値」という指標とした．試験片の一覧

板厚方向の中央部を切断し，断面観察とノッチ底の表３

TT690 合金の高応力試験片の一覧

試験片 ID

冷間加工度（%）

見かけの K 値（MPa √ m）

試験片板厚（mm）

負荷荷重（kN）

試験時間（h）

69C20-52-1

20

80

5.85

8.6

12,417

80

5.69

70

6.50

69C30-53-1
69C30-53-2

30

8.4

9,802
5,276

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-7

162の応力および塑性ひずみを計算した結果を図４に

断面観察
SEM

示す．試験片板厚方向の応力は一定ではなく，特に 20%CW 材では，試験片端部側での応力低下が顕著であった．ノッチ底部の表面では，いずれの領ノッチ底部観察SEM、FIB、STEM

域でも応力値は 30%CW 材が高く，塑性ひずみは20%CW 材で高い傾向が確認された．30%CW 材については，比較のために従来から亀裂発生試験に適EDM 切断図２

用してきた見かけの K = 30 MPa √ m も計算した．
30%CW 材の計算結果は，特に荷重軸方向の応力成

BNCT 試験片の観察・分析用切断の概要

分に関して，過度に高い応力を適用しても表面の応

表面観察に供した．ノッチ底の表面観察には
SEM
1200
荷重軸方向の応力成分(MPa)

ミーゼスの相当応力(MPa)

力は大きく変化しないことを示した．一方で，塑性
0.14
CW20%, pseudo K80
CW20%, pseudo K80
CW20%, pseudo K80を用いた．その後一部の亀裂については，集束イ
ひずみについては高い見かけのCW30%, pseudo K80
CW30%, pseudo K80K を適用した材料
CW30%, pseudo K80
0.12
1000
CW30%, pseudo K70
CW30%, pseudo K70
CW30%, pseudo K70
オンビーム加工装置（focusedion 1500
beam, FIB）にほど，大きく変形した．なお，図中では見かけのK
CW30%, pseudo K30
CW30%, pseudo K30
CW30%, pseudo K30
0.1
800= 30 MPa √ m が広い領域で高い応力分布を示して

1000
600
膜化加工を施し走査透過型電子顕微鏡（scanning

いるのは，実際の試験と同様に板厚が異なる条件でtransmission
electron microscope, STEM） お よ400

評価を実施したためである．

塑性ひずみ(-)

よりトレンチ加工を施し断面観察するとともに，薄500
びエネルギー分散型 X 線分析（energy
dispersive

200

0

0.5

0

1

1.5

2

亀裂進展方向への距離(mm)3. 結 (a)ミーゼスの相当応力
果

0

0.5

1

1.5

2

亀裂進展方向への距離(mm)3.2.1(b)荷重軸方向の応力成分

3.1 S CC 発生試験片の応力解析

0.06
0.04

0.02
3.2 B NCT
ノッチ底部の観察

spectroscopy, EDS）による断面観察および組成分0析を実施した．

0.08

0

0

0.5

1

1.5

2

6 9C30-53-1（30%CW,
亀裂進展方向への距離(mm) 見かけの K =

80(c)MPa√ m, 360℃ , 9,802 h）
塑性ひずみ

69C30-53-1 の 9,802 時間経過時点における BNCT
ノッチ底部の SEM 観察結果を図５に示す．図中赤ノッチ底部から亀裂進展方向への距離に対する
1100
1000

塑性ひずみ（－）

荷重軸方向の応力成分(MPa)

ミーゼスの相当応力(MPa)で示した領域は，250倍での観察により亀裂と判断
0.2
CW20%, pseudo K80
CW20%, pseudo K80
CW20%, pseudo K80
応力の評価結果を図３に示す．見かけのKCW30%,= 80 pseudo K80
された領域である．広域に82K80個の亀裂が発生してCW30%, pseudo
CW30%, pseudo K80
1000
900
CW30%, pseudo K70
CW30%,
pseudoK70
CW30%,
pseudoK70
0.15
MPa √ m を付与した試験片のミーゼスの相当応力
おり，粒界で割れが生じていることが確認された．
CW30%, pseudo K30
CW30%, pseudo K30
CW30%, pseudo K30の 最800
大 値 は，20 ％ CW 材 と 30%CW900
材でそれぞれ
亀裂発生領域を 10 分割してそれぞれの領域につい0.1
670 MPa および 730 MPa であった．最大応力値がて亀裂発生数を数えた結果，ノッチ底部の端部で亀30%CW 材で高い値を示した理由は，局所領域での裂発生数が少ない傾向が認められた．

700

800

0.05

600
700
応力が高くなることが原因と考えられる．これらのノッチ底部の板厚方向に対する亀裂の発生数と荷値は 0.2％耐力を超えており，塑性変形を伴った試

重軸方向への応力を図６に示す．荷重軸方向の応力

-7
-3.5
0
3.5
7
験であることがわかる．計算された塑性ひずみは，
-7
-3.5
0

3.5 はノッチ底部における
7-7-3.5 100 分割した領域の計算値で，
3.5
7

500

600

0

ノッチ中央からの板厚方向距離
ノッチ中央からの板厚方向距離20%CWノッチ中央からの板厚方向距離
材で約 0.12（12%）に，30%CW
材でも見か
ノッチ底部両端で減少していることがわかる．その
(mm)
(mm)
(mm)

(c) 塑性ひずみ(a)ミーゼスの相当応力(b)荷重軸方向の応力成分
けの K =
80 MPa √ m と 70 MPa √ m
でそれぞれ，
ため，ノッチ底部の端部で亀裂数が少ないことは，0.06（6%）と 0.04（4%）と計算された．いずれも，応力の低下に対応していると推察される．

塑性ひずみの最大部はノッチ底部に位置し，亀裂進

亀裂開口状況の時間変化を図７に示す．5,276 時

展方向への距離が増加するほど低下した．一方，亀間で試験を中断し観察した領域について，その後裂の開口方向となる荷重軸方向の応力成分につい

9,802 時間まで継続した結果，粒界部と思われる領ては，亀裂進展方向への深さ 0.5 〜  0.6 mm 内部に域で開口が成長していることが確認できた．
ただし，入った領域に最大値を示した．ノッチ底部の表面に

図７下段の亀裂のように，一部の亀裂では過大な応おける荷重軸方向の応力の最大値は，20%CW 材と力による変形が認められた．

30%CW 材 で そ れ ぞ れ，830MPa，880MPa 程 度 であった．
SCC が発生するノッチ底部について板厚方向へ

5

発生期の亀裂を定量的に評価するため，比較的明瞭な５ヵ所で亀裂開口量の時間変化を試験時間で除し亀裂開口速度を評価した結果，それぞれ，4.7 ×

EDM 切断
EDM 切断

600
600
400
400

200
200
0
0 0
0.5
1
1.5
2
0 亀裂進展方向への距離(mm)
0.5
1
1.5
2

1500
1500
1000
1000
500
500

0
0 0
0.5
1
1.5
2
0 亀裂進展方向への距離(mm)
0.5
1
1.5
2
亀裂進展方向への距離(mm)

亀裂進展方向への距離(mm)(a)ミーゼスの相当応力(a)ミーゼスの相当応力

800

1000
1000
700

500

800

-7 800-3.5
0
3.5
7
ノッチ中央からの板厚方向距離
(mm)
700

(a)ミーゼスの相当応力
700

0.14
CW20%, pseudo K80
0.14
CW30%,
CW20%, pseudo K80
0.12
CW30%, pseudo K70
K80
0.12
CW30%, pseudo K30
K70
0.1
CW30%, pseudo K30
0.1
0.08
0.08
0.06
0.06
0.04
0.04
0.02
0.02
0
0 0
0.5
1
1.5
2
0 亀裂進展方向への距離(mm)
0.5
1
1.5
2
亀裂進展方向への距離(mm)(c) 塑性ひずみ(c) 塑性ひずみ

0.2

1100
BNCT
ノッチ底部から亀裂進展方向への距離と応力，塑性ひずみの関係
CW20%, pseudo K80
CW20%, pseudo K80
CW30%, pseudo K80
CW30%, pseudo K70
CW30%, pseudo K30

1000
900

CW20%, pseudo800
K80
CW20%, pseudo K80
CW30%,K80
CW30%, pseudo700
K70
K70
CW30%, pseudo K30
CW30%, pseudo600
K30

900
900

600

163

(b)荷重軸方向の応力成分(b)荷重軸方向の応力成分

-7

-3.5

荷重軸方向の応力成分(MPa)荷重軸方向の応力成分(MPa)900

ミーゼスの相当応力(MPa)
ミーゼスの相当応力(MPa)

ミーゼスの相当応力(MPa)

CW20%, pseudo K80
CW30%, pseudo K80
CW30%, pseudo K70
CW30%, pseudo K30

荷重軸方向の応力成分(MPa)

図３

1000

塑性ひずみ(-)
塑性ひずみ(-)

800
800

CW20%, pseudo K80
CW30%,
CW20%, pseudo K80
CW30%, pseudo K70
K80
CW30%, pseudo K70
K30
CW30%, pseudo K30

0

1100
1100

0.15

0.1
CW20%,
pseudo K80
CW20%, pseudo K80
CW30%,
pseudo K80
CW30%,
K70
0.05
K70
CW30%, pseudo K30
CW30%, pseudo K30

1000
1000
900
3.5
900

7

ノッチ中央からの板厚方向距離(mm)800(b)荷重軸方向の応力成分
800

600
600
500
500 -7
-3.5
0
3.5
7
-7
-3.5
0
3.5
7
ノッチ中央からの板厚方向距離
ノッチ中央からの板厚方向距離
(mm)
(mm)
(a)ミーゼスの相当応力

CW30%, pseudo K80
CW30%, pseudo K70
CW30%, pseudo K30

0

0.2
0.2

塑性ひずみ（－）
塑性ひずみ（－）

ミーゼスの相当応力(MPa)
ミーゼスの相当応力(MPa)

1000
1000

荷重軸方向の応力成分(MPa)荷重軸方向の応力成分(MPa)

CW20%, pseudo K80
CW30%,
CW20%, pseudo K80
CW30%, pseudo K70
K80
CW30%, pseudo K30
K70
CW30%, pseudo K30

塑性ひずみ（－）

1200
1200

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-7

-7
-3.5
0
3.5
7
ノッチ中央からの板厚方向距離(mm)(c) 塑性ひずみ

700
700
600
600 -7-3.5
0
3.5
7-7ノッチ中央からの板厚方向距離
-3.5
0
3.5
7

ノッチ中央からの板厚方向距離
(mm)

0.15
0.15

CW20%, pseudo K80
CW20%, pseudo K80
CW30%,
CW30%, pseudo K70
K80
K70
CW30%, pseudo K30
CW30%, pseudo K30

0.1
0.1
0.05
0.05

0
0 -7
-3.5
0
3.5
7
-7ノッチ中央からの板厚方向距離
-3.5
0
3.5
7
ノッチ中央からの板厚方向距離
(mm)
(mm)
(c) 塑性ひずみ(mm)(b)荷重軸方向の応力成分(c) 塑性ひずみ(a)ミーゼスの相当応力(b)荷重軸方向の応力成分
図４ BNCT ノッチ表面における板厚方向への距離と応力，塑性ひずみの関係

5

荷重

11

上方より視る

荷重

8
11
9
10
11
12

20μm

5
5

図５

860

10μm


69C30-53-1 ノッチ底部全面の SEM 観察結果
（30％ CW 材，360℃× 9,802 h, PWR １次系模擬条
件，見かけの K = 80 MPa √ m）

12
10

820

8

800
780

6

760

4

740
720
700

図６
500μm

14

840

1 2
（図 5 上端側）

41880
荷重軸方向の応力成分(MPa)

観察方向

亀裂発生数（個）

900

亀裂発生数

2
0
3 4 5 6 7 8 9 10
（図 5 下端側）
ノッチ底部板厚方向の位置
ノッチ底部板厚方向の位置

6 9C30-53-1 ノッチ底部の亀裂発生数と荷重軸方向の応力分布
（30％ CW 材，360℃× 9,802 h, PWR １次系模擬条
件，見かけの K = 80 MPa √ m）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-7

164

亀裂発生数

0
0
10μm

10μm

0
3,487 h2
110μm(a) 5,276 h 経過時

図７

1

10μm

69C30-53-1 ノッチ底部の亀裂の時間変化（30％ CW 材，360℃× 9,802 h, PWR １次系模擬条
件，見かけの K = 80 MPa √ m）

-10

-11

-10

0
1

-11

10 , 2.5 × 10 , 2.8 × 10 , 8.6 × 10 お よ び 2.5 ×

0

10-10 mm/s と評価された．
3.2.2

8,369 h1(b) 9,802 h 経過時

500μm
(a)

6 9C20-52-1（20%CW, 見かけの K = 80 MPa √ m, 360℃ , 12,417 h）

図８

12,417 h2μm(b)亀裂領域の時間変化

ノッチ底部全域の観察69C20-52-1 のノッチ底部 SEM 詳細観察結果
（20％ CW 材，360℃× 12,417 h, PWR １次系模擬
条件，見かけの K = 80 MPa √ m）

69C20-52-1 の亀裂発生状況を観察した結果を図８に示す．亀裂発生数は６個であり，最も開口が進られ，何れも 30%CW 材と比べて一桁以上低い値でんだ亀裂でも開口量は 0.7 µm だった．図５，７に示あった．

した 30%CW 材と比べて，亀裂数，開口幅共に明瞭に抑制されていることが確認された．開口状況の3.2.3

時間変化を観察した図８（b）からは，腐食生成物の

6 9C30-53-2（30％ CW, 見かけの K = 70 MPa √ m, 360℃ , 5,276 h）

成長とともに開口が進んでいることがわかる．粒界
69C30-53-2 は 5,276 時間で観察に供したため，他の開口幅の時間変化から評価した当該亀裂の開口
速度は 1.9 × 10-11mm/s であった．他の３ヵ所の亀のサンプルより試験時間が短く，開口が確認された-12

明瞭な亀裂は１個しか確認されなかった．亀裂状のmm/s の開口速度が得

段差が認められていたが，開口が確認されていな裂についても評価したところ，それぞれ 8.5 × 10 ,
-12

-12

7.2 × 10 および 2.9 × 10

キャビティ

粒界

4 μm

(a)表面の外観
図９

2 μm
10 μm

(b)トレンチ加工後全景

500 nm(c)キャビティ生成部の断面

69C30-53-2 のノッチ底部で段差が形成されていた領域の SEM 観察結果
（30％ CW, 360℃× 5,276h, 見かけの K=70MPa √ m）



INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-7

165

かった領域の観察結果を図９に示す．当該部では，

11 は亀裂端部で開口していない領域（図 10 A 断面）

断面の観察でも亀裂は認められないが，表面から深の SEM 像を示し，明瞭な粒界キャビティが認めらさ約 2 µm の粒界部において 100 nm 程度の微小なれる．当該領域のキャビティのサイズは 100 nm 程キャビティ形成が認められた．亀裂発生前の領域に度と，著者ら（31）が亀裂進展試験片の破面や断面で微小なキャビティが生じている状況は，亀裂発生の観察してきた 200 nm 程度と比べて小さく，成長段

前駆挙動にキャビティ発生が寄与していることを示

階にあるものと考えられる．酸化物は接液部のみで唆する結果といえる．

認められ，キャビティが生じている粒界部では観察

亀裂が認められた領域の観察結果を示す図 10 でされなかった．よって，伝播前の潜伏期にある粒界は，亀裂は端部から 1.3 mm の距離にあり，荷重軸では，酸化が生じる前にキャビティの形成が進んで方向の応力成分は 870MPa 程度と評価された．図中いることが示唆される．

に示した A, B, C は後述する断面サンプルの採取位

図 12 に亀裂開口部に近い領域（図 10 B 断面）の置である．亀裂の開口幅は 0.5 µm 程度で，長さは断面観察結果を示す．STEM による Z コントラスト

20 µm 程度であった．

（ZC）像および EDS による組成マッピング像から，ノッチ底部に位置する表層では幅 0.5 µm 程度の幅
で酸化が生じ，深さ 2.5 µm まで進行していること

A
B
C

キャビティ

10μm

図 10

1μm

69C30-53-2 のノッチ底部および断面サンプル採取
位置（3 0％CW, 360℃×5,276h, 見かけのK=70MPa √m）

3.3 微 小亀裂の分析
1μm

69C30-53-2 について，図 10 の A,B,C 領域を断面サンプルとして観察した結果を図 11 〜 13 に示す．図図 11

NiFe2O4

亀裂発生部近傍の断面 SEM 像（図 10 A 断面）

NiCr2O4
or
Cr2O3

Oxide

NiO

Cr 欠乏
領域
図 12

1μm

STEM-ZC 像
図 12

O

Fe

Cr

亀裂発生部の断面 STEM ZC 像および EDS による組成マップ（図 10 B 断面）

Ni

166

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-7がわかる．表面近傍から，深さ 1 µm の領域には Feを主成分とする酸化物が認められ，その先の領域
酸化領域

では Ni 濃度が高い酸化物が確認された．同種の酸化物は表面皮膜でも外層酸化物として確認されており，Fe を主成分とするものが NiFe2O4，Ni 濃度が高い酸化物が NiO であることが分かっている（32）．
これらの酸化物は析出物形態として確認されることから，溶解再析出で生じると考えられ，当該領域も明瞭な開口は認められないが，接液した状態で腐食が進行したと推察される．

キャビティ

690 合金の表面皮膜は外層および内層の２層構造

0.5 μmを成し，Ni（1-x）Fe（2+x）O4 および NiO は外層として
（32）〜
（34）
．一方，保護皮膜として機能形成される（26）

する内層には一般にクロム濃度が高い NiCr2O4 を主図 13

亀裂発生部の断面 STEM ZC 像（図 12 領域の拡大）体としたスピネル構造の酸化物を形成することが知

0.5 µmられている．また，内部酸化が生じた領域や酸化物と金属の境界で Cr2O3 が形成されることが確認され
（28）
（35）〜
（37）
．観察結果でも，酸化が進行している（26）た領域はクロム濃度が高い領域が認められることか
ら，これらは表面皮膜に認められる内層と同様の
NiCr2O4 や Cr2O3 により構成されているものと考え
られる．

TiN

更に，酸化の先端領域では僅かにクロム濃度が低下している様相が確認された．同様のクロム濃度低下は，DIGM が生じた領域で形成されることが報告されている（26）．DIGM の形成は，粒界を経由した
クロムの外方拡散により接液面に安定な Cr2O3 を生じさせることが要因と考えられている．観察した亀裂では明瞭な DIGM は認められず，クロムの濃度低下が生じた領域も 0.5 µm 程度と限定的であったが，観察数が限られるためクロム濃度の変化については知見拡充が必要と思われた．なお，僅かなクロム濃度の低下は粒界炭化物の形成によっても生じるが，

μm

本観察では明瞭な炭化物が確認されなかった．
酸化の先端領域を拡大観察した図 13 では，酸化領域の先端にコントラストが低下した領域が存在す

図 14

亀裂断面 STEM ZC 像（図 10C 断面）

ることがわかる．当該部は酸化物が形成された領域が形成されていることが分かった．観察結果は，亀から外れているため，キャビティが形成されたこと

裂状の開口が試験片内部で生じ表面まで到達したもによりコントラストが低下したと考えられる．これのではなく，試験片表面から生じたことを示していらの観察結果は，形成したキャビティに環境水が侵る．図中の左側の結晶粒には 6 µm 程度の析出物が入することで，粒界の接液領域が拡大され酸化が進

存在し，EDS による分析から TiN であることが確行したことを示唆している．

認された．弾塑性解析の結果では，荷重負荷により明確な開口が生じていた領域（図 10 C 断面）の

最大 4% 程度の塑性ひずみが生じる領域にあたるた

STEM による ZC 像を図 14 に示す．粒界で生じた亀め，TiN による局所的な変形の拘束は，周囲の変形

裂は 16.3 µm の深さに至り，亀裂内には腐食生成物

および応力状態に影響を及ぼした可能性がある．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-7

ZC 像

5 µm

ZC 像

167

5 µm

1 µm

ZC 像

ZCZC
像像

1 µm

NiCr2O4
or

Cr2O3

NiFe2O4

図 15

Fe

Cr

Ni

O

 9C30-53-2 微小亀裂開口部の STEM および EDS に
6よる組成像，亀裂開口部（図 10C 断面）

Fe

Ni
図 16

Cr 欠乏領域

CrO

6 9C30-53-2 微小亀裂先端部の STEM および EDS による組成像（図 10C 断面）

断面観察及び EDS による組成分析結果を図 15，

ティ生成の影響を受けたと思われる亀裂が観察され

16 に示す．開口の入口近傍に生じた粒状の腐食た．これらの亀裂形成部位は応力評価の結果で荷重生成物は，鉄を主体としたニッケルを含む酸化物

軸方向の応力成分が高い領域と整合する（図２参（NiFe2O4）であった．また，亀裂先端近傍は NiO照）．類似の材料内部における亀裂は，BNCT 試験を主体とした酸化物であることがわかる．いずれの片を用いた Arioka ら（38） による大気中の亀裂発生部位でも粒状の腐食生成物の下層はクロム濃度の高試験片でも確認されている．

い酸化物（NiCr2O4 または Cr2O3）が形成されており，断面で観察された亀裂は材料表面には到達しておこれらは図 10 に示した開口が明確ではない領域とらず，材料内部に留まっていた．そのため，表面に共通していた．酸化物先端から先の組成変化は明瞭認められた微細な亀裂はキャビティ生成のみではなではないが，クロム欠乏が生じている領域が認めらく，材料表面における腐食の影響も受けたものと推

れた．

察される．

3.4 試
 験片断面の観察結果
破壊試験に供した 69C30-53-2 の試験片中央部を切断し，断面を SEM により観察した結果を図 17 に示す．ノッチ底部から 0.3 〜 1.0 mm の領域でキャビ

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-7

168

ノッチ底部

亀裂

500 µm

図 17100 µm2 µm

69C30-53-2 の断面 SEM 観察結果（広域および亀裂発生領域）（30％ CW, 360℃×5,276h, 見かけのK=70MPa √m）

4. 考
 察

ることは困難で，冷間加工度，塑性ひずみ，応力が4.1 冷
 間加工度の影響

材では試験中の塑性ひずみが 9% 以上，30%CW 材

相互に影響していると考えられる．なお，20%CW
では 4% 以上の条件で亀裂が生じており，割れが発

本試験は材料の変形を許容したものであるた
め，加工度の影響を考える時には塑性ひずみにつ生した試験片は大きな歪みが付与された条件に限られていたことが分かる．

いても合わせて評価しておく必要がある．図 18 に，冷間加工度については，亀裂進展速度への影響

69C20-52-1（20%CW 材 , 12,417 時間）と 69C30-53-1が多く報告されており，20％ CW から 30%CW への（30%CW 材 , 9,802 時間）の亀裂発生領域の塑性ひ

加工度増加により，概ね 1.6 倍から４倍程度増加がずみと亀裂発生数の関係を示す．両試験とも見かけ確認されている（24）．一方，確認された亀裂の数はの K = 80 MPa √ m の条件で実施されたが，材料の20%CW 材で６個，30%CW 材で 82 個であり約 14 倍耐力が高い 30%CW 材は変形が生じ難く，塑性ひずの差があり，SCC 進展と比べても加工度の影響がみは 20%CW 材で大きいことが分かる．両材料とも大きいことが示唆される．主たる冷間加工の影響と

塑性ひずみが大きい領域で亀裂が多く発生している

しては，材料の硬度を変化させることによる亀裂先が，塑性ひずみが大きい 20%CW 材より 30%CW 材

端場の応力状態への影響と，材料中への転位，空孔の方が多くの亀裂が認められた．そのため，試験時などの欠陥導入が想定される．この内，応力状態のに導入された塑性ひずみのみで亀裂発生量を整理す

変化については局所応力の増加が想定され，材料中への欠陥導入については，粒界キャビティ生成に影

16
14

亀裂の数(個)響を及ぼすことで亀裂発生を促進すると考えられる

69C20-52-1
69C30-53-1

12が，定量的な評価を行うには更なる知見拡充が必要
である．

10

4.2 応
 力の影響86

亀裂発生領域の荷重軸方向の応力成分と亀裂発

4

生数の関係を図 19 に示す．69C20-52-1 と 69C30-53-1

2

は，いずれも見かけの K = 80 MPa √ m の条件で実0施されたが，冷間加工度が異なるため局所領域にお

0

5

10

15

塑性ひずみ(%)
図 18

 裂発生数と塑性ひずみの関係亀（360 ℃ PWR1 次 系 模 擬 水，69C20-52-1: 20 ％ CW,
12,417h，69C30-53-1：30％ CW, 9,802h）

ける応力値に差がある．また，ノッチ底部には板厚方向の応力分布が存在し，応力が下がる側面に近い
領域は亀裂発生数が少なかった．亀裂は概ね荷重軸方向の応力成分が 750 MPa 以上の条件で発生していることが分かる．
亀裂発生数は高応力条件で多く，

荷重軸方向の応力成分(MPa)INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-7

16
14
12

亀裂開口幅 (mm)

亀裂の数(個)0.01

69C20-52-1
69C30-53-1

10
8
6
4
2
0

600

700

800

69C20-52-1
69C30-53-1

0.008
0.006
0.004
0.002
0

900

169

0

荷重軸方向の応力成分(MPa)図 19亀裂発生数と荷重軸方向の応力成分の関係（360 ℃ PWR1 次 系 模 擬 水，69C20-52-1: 20 ％ CW,
12,417h，69C30-53-1：30％ CW, 9,802h）

5000

10000

15000

時間(h)
図 20

亀裂開口幅の時間変化

図 20 亀裂開口幅の時間変化（360 ℃ PWR1 次 系 模 擬 水，69C20-52-1: 20 ％ CW,
12,417h，69C30-53-1：30％ CW, 9,802h）から 10,000 時間に亀裂の開口が大きく進み亀裂毎にた．ただし，冷間加工度の項目で議論した通り，変0.01
69C20-52-1形を許容する条件で試験を行っているため，この増
69C30-53-1
加には応力の影響の他，塑性ひずみの影響が寄与し0.008差が認められた．２点間の傾きで評価した５つの亀たと考えられる．
0.006
なお，TT690
合金（30%CW）で見かけの K = 30の亀裂には開口に伴い塑性変形が生じた亀裂や，複MPa √ m について 360℃，13,832 h の試験を実施し
（25）
0.004
．図
た結果では亀裂の発生は確認されていない

め，SCC の一般的な特徴である脆性的な破壊とし２，３に示したように見かけの K = 80 MPa √ m と
0.002
30 MPa √ m の条件では，材料内部の応力と塑性ひは困難と思われた．

ずみ量に大きな差が生じているが，表面の荷重軸方0向の応力成分には大きな差はない．そのため，本試
0
5000
10000
15000
験での割れには広域に過大な応力が付与されること時間(h)れた 69C20-52-1 では，１µm を超える亀裂の開口は20発生試験は材料の耐力程度の条件で
亀裂開口幅の時間変化
一般に 図
SCC

幅の変化は結晶粒１個分程度の亀裂が生じた４か所

亀裂開口幅 (mm)790 MPa から880 MPa 程度への増加で約５倍となっによる変形も寄与していると考えられる．

裂に対する開口速度の平均値は，2.2 × 10-10 mm/sと導出されたが，図５，７で示したように，これら数の結晶粒に至った亀裂も存在していた．そのたて，亀裂発生期の開口速度を定量的に評価すること
一方，僅かに低い応力，冷間加工条件で試験さ生じておらず，図 20 に示すとおり亀裂毎のばらつ
きも小さかった．そこで，69C20-52-1 の開口状況から亀裂発生期の進展速度の評価を試みた．亀裂開口実施されるが，これは実機の使用条件で大きな塑性

で求め，時間当たりの開口幅の変化から得た亀裂開変形が生じていないことが前提となっている．本試

口速度の平均値は 9.3 × 10-12 mm/s であった．開口験片の 360℃における耐力は 20%CW 材で 546 MPa，幅の進展長さへの換算には，図 13 に示した 69C30-

30%CW 材で 701 MPa であった．よって，360℃で53-2 の断面観察結果より，開口幅 0.5 µm と進展深１万時間程度の試験では，
強冷間加工材を用いても，さが 16.3 µm の関係を用いた．サンプル数が少なく耐力を大きく超える条件でなければ亀裂は発生し難データの精度に課題があるが，評価された亀裂発生

いことを示す結果と言える．

期の深さ方向の進展速度は３× 10-10 mm/s であっ4.3 亀 裂発生速度の評価

た．この速度は，0.1 mm の亀裂が形成されるのに10 年以上要する値で，同材料に対して過去に取得した K = 30MPa √ m における亀裂進展速度，1.2 ×

亀裂開口幅の時間変化を図 20 に示す．本検討で10-8 mm/s と比べても２桁遅い速度であった．即ち，は亀裂発生の途中段階で開口状況を観察すること

応力的に過酷な条件を適用し，温度加速を加えた条で，発生段階の亀裂について時間変化を評価した．

件であっても，亀裂発生期の速度は非常に遅いこと

多数の亀裂が確認された 69C30-53-1 は約 5,000 時間がわかった．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-7

170

実際に SCC の発生および進展を評価するには，は，粒径が小さくなることで空孔の高速拡散パスと影響因子に対する効果を明確にする必要がある．本なる体積当たりの粒界の量が多くなることが原因と研究は温度と応力，材料という観点で促進効果を付理解され，TT690 合金に対しても同様の現象が生与した試験である．温度については，キャビティ生

じる可能性がある．具体的には SG 伝熱管では製造成型の割れと考えると，アレニウス型の温度依存性

工程の影響により小粒径となるため，粒径の大きが想定される．現時点で亀裂発生の温度促進条件はい厚肉材と比べて早く割れが生じる可能性が考え明確となっていないが，機構として想定されるキャ

られる．

ビティ生成は物質拡散により支配されるため，高温4.4 S CC 発生挙動

条件で促進される現象として扱われる．現行の知見から経験的に想定される活性化エネルギーは，亀裂進展の値として報告されている 110 kJ/mol 程度の

図 21 に観察された亀裂断面から想定される亀裂値から，構成元素の体拡散やクリープ試験での発生

発生過程の模式図を示す．亀裂発生前の前駆挙動の挙動で得られている 240 kJ/mol 程度の値が見込ま状態としては，図 10 に示した粒界にキャビティがれる．これらの活性化エネルギーを仮定した場合，形成された状況が想定される．キャビティ生成の過325℃から 360℃への温度の増加は，現象を 3.4 倍か（41）が報告してきたとおり，加程は，Arioka ら（40）

ら 14.4 倍に促進すると見積もられる．

工により導入された空孔が粒界に集積し，更に応力

応力や加工度に対する促進効果についても，図勾配を駆動力として高応力部へ集まることで形成す

17,18 において示したとおり，大きな影響が想定さると考えられる．これらの機構は，高温，高応力条れる．20%CW 材では耐力と比べて 280 MPa 程度高件下で高冷間加工材に亀裂が生じた本検討結果と整い荷重軸方向の応力成分が加えられているが，多く合する．

の亀裂発生が評価できた 30%CW では約 100MPa の

ただし，仮にキャビティ生成のみで亀裂が発生成

応力増加で亀裂発生数が５倍に増加した．加工度が長するのであれば，図 17 に示した断面観察が示す

異なる場合，この関係を用いることは困難と思われように亀裂は内部から生じ，材料表面に到達するとるが応力因子による加速効果も数倍は生じているも想定される．しかし，観察された微小な亀裂は，材のと推察される．

料表面（ノッチ底部）から発生したものであった．

これらの評価結果は，TT690 合金の亀裂発生期

そのため，材料表面側に現象の促進因子が存在し，間が，原子力プラントの寿命と比べても十分に長酸化が粒界における亀裂発生に寄与したと推察されいことを示唆している．しかし，小粒径となるこる．酸化の影響機構としては，水素の発生源としてとによる促進など，考慮すべき点が残されている．

の影響と，粒界酸化による粒界結合力の低下が想定

は 800 合金に対する高温ガス中クリーされる．Moss ら（26） は亀裂発生の初期に粒界部でプ試験を行い，小粒径材が通常粒経材より５倍ほど

クロムの外方拡散が生じ，DIGM の領域ができるこ

クリープ亀裂の進展が早いことを示している．これとを溶体化 690 合金の CERT 試験で確認している．

（39）

Arioka ら

主として
NiFe2O4
主にNiCr2O4

Cr減少

主にNiCr2O4

主にNiCr2O4

主にNiFe2O4

NiO

Cr2O3

主にNiFe2O4

Cr2O3
炭化物
キャビティ

Cr減少

キャビティ

キャビティの生成

図 21

NiO

炭化物

キャビティの成長と
腐食の重畳

キャビティ

Cr減少

開口亀裂の形成

粒界キャビティ生成機構による SCC 発生の模式図

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-7

クロムの外方拡散は，接液部で熱力学的に安定な
Cr2O3 が形成されることにより化学ポテンシャル勾

171

5. ま
 とめ

配が形成されるために生じると考えられる．本研究TT690 合 金（20 ％ CW お よ び 30 ％ CW） の SCC

では，亀裂発生部で明瞭な DIGM は認められなかっ発生評価を目的とし，360℃の PWR1 次系模擬水中

たが，酸化の先端では僅かにクロム欠乏が生じた領で材料の変形を許容する条件下で亀裂発生試験を実域が確認された（図 12，16）．クロムの外方拡散は，施した．得られた知見は以下のとおりである．

同時に外方からの空孔導入を示唆し，粒界キャビ・360℃，約 10,000 時間の試験で粒界に亀裂が発ティ生成を酸化が促進した可能性も考えられる．ま生した領域は，20%CW 材で 9% 以上，30%CW

た，クロムは耐食性向上に寄与することから，局所材で 4% 以上の塑性ひずみが付与された領域で，領域でクロムが低下することは，局所酸化を促進す

亀裂開口方向にかかる応力成分が 750 MPa 以上

る要因と成り得る．なお，クロムが継続して外方拡の条件下であった．

散するには安定な保護皮膜の破壊が生じる必要があ・強 加 工， 高 応 力， 高 温 の 促 進 条 件 下 で は，り，定ひずみ型の試験片で割れが生じ難いこととも

TT690 合金であっても粒界で亀裂を生じるが，整合する．

20%CW 材の発生期の亀裂伝播速度は 0.1 mm ／一定量のキャビティが成長した次の段階としては，キャビティと酸化の重畳による粒界結合力のさ10 年以下と評価され，実際の SCC 発生には相当な時間を要すると推察された．

らなる低下が想定される．図 12 に示した微小亀裂

・断 面観察では，荷重軸方向の応力成分が最大の断面では，粒界の深さ数 µm まで，キャビティ生

値をとる亀裂の深さ方向 0.3 〜 1.0 mm の領域で成と酸化が重畳する領域が確認された．析出物形態

キャビティ生成型の内部亀裂が観察されたが，の腐食生成物として生じる NiFe2O4 や NiO が亀裂内

表面の亀裂はこれらの内部亀裂が成長したもの

で確認されるため，環境水がキャビティ生成領域にではなく，接液面側から伝播したものであった．

侵入して酸化が進行したと推察される．また，酸

そのため，SCC 発生にはキャビティ生成のみで化の先端領域では Cr 濃度が低下した領域が認めらはなく，酸化（腐食）が重要な役割を担うと考れ，物質移動により酸化が促進されていると考え

えられる．

られる．

・STEM を用いた詳細観察では，亀裂発生の前駆PWR 条件では，亀裂内における酸素の消費が存挙動としてキャビティが生じている状態が観察

在せず電位勾配による局所アノードの形成が生じなされた．また，明瞭な開口が認められない領域

い．そのため，微小な亀裂形成後の挙動についての断面観察では，キャビティ生成領域に環境水も，基本的には粒界キャビティと酸化の重畳によるが浸入し酸化が促進された状況が認められた．

粒界結合力の低下が亀裂伝播の主たる影響因子であ

更に，酸化の先端領域では僅かにクロム濃度のると推察される．よって，応力集中部と見做せる亀低下が生じていた．これらの観察結果は，粒界裂長さに到達するまでは，比較的遅い発生期の伝播亀裂がキャビティ生成と酸化の重畳によって発速度でゆっくりとした亀裂の開口が継続すると考え生していることを示唆すると考えられる．

られる．
観察結果のとおり，TT690 合金であっても冷間加工，高応力，高温条件といった促進条件を加える

謝 辞

ことで粒界亀裂を生じさせることは可能である．し本研究を遂行するにあたり，各種実験準備や腐食

かし，促進条件であっても SCC 発生域の伝播速度試験等の実施にあたっては，（株）
原子力安全システ

は遅く，容易に亀裂を生じさせる材料ではないこと

ム研究所

は明らかである．そのため，長時間使用後に実機で笹岡孝裕氏，國谷耕平氏，宮下明子氏および，計画

亀裂が顕在化する可能性を見極めるには，より詳細

グループ 港昭三氏の多大な協力があった．この場な定量評価が必要である．

を借りて謝意を表します．

材料グループ

村上公治氏，黒崎登氏，

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-7

172

文
 献

Crack Growth in Alloy 690,” Proc.
Fontevraud 7, 236.（2010）．

（1） K. Smith, A. Klein, P. Saint-Paul, J. Blanchet,“Inconel 690: a Material with

（7） K. Arioka, T. Yamada, T. Miyamoto and T.

Improved

Terachi, “Dependence of stress corrosion

Corrosion Resistance for PWR Steamcracking of alloy 690 on temperature,

Generator Tubes,” Proc. of the Second

cold work, and carbide precipitation -role

International Symposium on Environmentalof diffusion of vacancies at crack tips,”

Degradation of Materials in Nuclear

Corrosion, 67（3）.（2011）．

Power Systems-Water Reactors, Monterey,
California.（1985）．

（8） D.R. Tice, S.L. Medway, N. Platts and
J.W. Stairmand, “Crack Growth Testing（2） T. Yonezawa, K. Onimura, N. Sasaguri, T.

on Cold Worked Alloy 690 in Primary

Kusakabe, H. Nagano, K. Yamanaka, T.

Water Environment,” In Proc. of the 15th

Minami, M. Inoue, “Effect of Heat Treatment

International Conference on Environmental

on Corrosion Resistance of Alloy 690,” Proc.

Degradation of Materials in Nuclear Powerof the Second International Symposium on

Systems-Water Reactors, pp. 71-89, Springer.

Environmental Degradation of Materials in
Nuclear Power Systems-Water Reactors,
Monterey, California.（1985）．

（2011）．
（9） M . B . T o l o c z k o , M . J . O l s z t a a n d S . M .
Bruemmer, “One Dimensional Cold Rolling（3） K. Norring, J. Engstrom, H. Tornblom,

Effects on Stress Corrosion Crack Growth“Intergranular Stress Corrosion Cracking

in Alloy 690 Tubing and Plate Materials,”in Steam Generator Tubing. 25,000 Hours

Proc. of the 15th International Conference

Testing of Alloy 600 and Alloy 690,”

on Environmental Degradation of Materials

Proc. 4th International Symposium onin Nuclear Power Systems-Water Reactors

Environmental Degradation of Materials in

pp. 91-107. Springer, Cham.（2011）．

Nuclear Power Systems-Water Reactors,（10） M.B. Toloczko, S.M. Bruemmer, “Crack

Hekyll island, Georgia.（1989）．

Growth Response of Alloy 690 in Simulated（4） N. Ogawa, T. Nakashiba, R. Umehara,

PWR Primary Water,” Pacific Northwest

S. Okamoto, T. Tsuruta, “PWSCC

N a t i o n a l L a b （ N o . P N N L - S A - 7 2 5 3 9 ），Susceptibility Tests for Improving Primary

Richland, WA（United States）．
（2009）．

Water Chemistry Control,” Proc. of 8th（11） P . L . A n d r e s e n , M . M . M o r r a , a n d K .

International Symposium on Environmental

Ahluwalia, “SCC of Alloy 690 and Its Weld

Degradation of Materials in Nuclear Power

Metals,” Proc. of the 15th International

Systems-Water Reactors, Amelia Island, FL,

Conference on Environmental Degradation

USA.（1997）．

of Materials in Nuclear Power Systems-（5） B. Alexandreanu, Y. Yang, Y. Chen and
W.J. Shack, “The Stress Corrosion Cracking

Water Reactors, pp. 161-178, Springer,
Cham,（2011）．

Behavior of Alloys 690 and 152 Weld

（12） D.R. Tice, S.L. Medway, N. Platts, and J.W.

in a PWR Environment,” Proc. of 14th

Stairmand, “Crack Growth Testing on

International Symposium on Environmental

Cold Worked Alloy 690 in Primary Water

Degradation of Materials in Nuclear Power

Environment,” Proc. of the 15th International

Systems-Water Reactors, Virginia Beach,

Conference on Environmental Degradation

VA, August 23-27.（2009）．

of Materials in Nuclear Power Systems-（6） S.M. Bruemmer, M.J. Olszta and M.B.
Toloczko, “Cold Rolling Effects on Grain
Boundary Damage and Stress Corrosion

Water Reactors, pp. 71-89, Springer, Cham.
（2011）．
（13） T. Moss, D. Morton and Heather Mohr,INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-7

“Evaluation of the Temperature Dependence

173

274-285, Boston, MA,（2019）．

of Alloy 690 and Alloy 690 Weld Metal SCC（21） Z. Zhai, M. Toloczko, K. Kruska and S.

Growth in Hydrogenated Water,” Proc.

Bruemmer, “Precursor Evolution and Stressof the 17th International Conference on

Corrosion Cracking Initiation of Cold-

Environmental Degradation of Materials in

Worked Alloy 690 in Simulated Pressurized

Nuclear Power Systems-Water Reactors,

Water Reactor Primary Water,” Corrosion,

Toronto, Canada: Canadian Nuclear Society,73（10），1224-1236,（2017）．

August.（2015）．
（14） S.M. Bruemmer, M.J. Olszta, N.R. Overman,（22） K. Kruska, Z. Zhai, D.K. Schreiber and S.M.
Bruemmer, “Characterization of Stressand M.B. Toloczko, “Cold Work Effects on

Corrosion Cracking Initiation Precursors

Stress Corrosion Crack Growth in Alloyin Cold-Worked Alloy 690 Using Advanced

690 Tubing and Plate Materials,” Proc.

High-Resolution Microscopy,” Corrosion, 75of the 17th International Conference on（7），pp. 727-736,（2019）．

Environmental Degradation of Materials in（23） Z. Zhai, M. Olszta, M. Toloczko and S.M.

Nuclear Power Systems-Water Reactors,

Bruemmer, “Crack Initiation Behavior

Toronto, Canada: Canadian Nuclear Society.

of Cold-Worked Alloy 690 in Simulated

August.（2015）．

PWR Primary Water -Role of Starting（15） 福村卓也，戸塚信夫，“ 実機模擬 690 合金のMicrostructure, Applied Stress and ColdPWSCC き 裂 進 展 速 度 ”，INSS JOURNAL,Work on Precursor Damage Evolution,”Vol. 21, pp.154-162.（2014）．

Proc. of the 19th International Conference（16） 寺 地 巧， 宮 本 友 樹， 福 村 卓 也， 戸 塚 信 夫，

on Environmental Degradation of Materials

山 田 卓 陽， 有 岡 孝 司，“690 合 金 の SCC 進

in Nuclear Power Systems-Water Reactors,

展 に 及 ぼ す 粒 界 キ ャ ビ テ ィ の 影 響 ”，INSS

pp. 274-285, Boston, MA.（2019）．

JOURNAL, Vol. 22, pp.129-139.（2015）．

（24） 寺地巧，山田卓陽，岡本マキエ，有岡孝司，（17） K. Arioka, R.W. Staehle, T. Yamada, T.

“TT690 合金の SCC に関する知見と今後の課

Miyamoto and T. Terachi, “Degradation of

題 ”，INSS JOURNAL, Vol. 25, pp. 187-208.

Alloy 690 After Relatively Short Times,”（2018）．

Corrosion, 72（10），pp. 1252-1268.（2016）．

（25） 寺地巧，山田卓陽，岡本マキエ，有岡孝司，（18） K. Arioka, “Role of Cavity Formation on“PWR1 次系模擬水中における TT690 合金冷Long-Term Stress Corrosion Cracking

間加工材の SCC 発生評価 ”，INSS JOURNAL,

Initiation: A Review,” Corrosion, 76（2），pp.

Vol. 26, pp. 118-135,（2019）．

142-175.（2020）．

（26） T. Moss, W. Kuang and G.S. Was, “Stress（19） S.M. Bruemmer, M.J. Olszta, D.K. Schreiber,

Corrosion Crack Initiation in Alloy 690 in

M.B. Toloczko, “Stress Corrosion Crack

High Temperature Water,” Current Opinion

Initiation of Cold Worked Alloy 600 andin Solid State and Materials Science, 22, pp.

Alloy 690 in PWR Primary Water,” U.S.

16-25.（2018）．

Dept. of Energy Technical Milestone Report（27） W. Kuang, M. Song and G.S. Was, “Insights

no. M2LW-14OR0404023 PNNL-23712,

into the Stress Corrosion Cracking of（2014）．

Solution Annealed Alloy 690 in Simulated（20） M . O l s z t a , Z . Z h a i , M . T o l o c z k o a n d

Pressurized Water Reactor Primary Water

S. Bruemmer, “Examination of Cavity

under Dynamic Straining,” Acta Materialia,

Formation in Cold-Worked Alloy 690,” Proc.

151, pp.321-333.（2018）．

of the 19th International Conference on（28） W. Kuang and G.S. Was, “A High-Resolution

Environmental Degradation of Materials in

Characterization of the Initiation of Stress

Nuclear Power Systems-Water Reactors, pp.

Corrosion Crack in Alloy 690 in Simulated

174

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-7

Pressurized Water Reactor Primary Water,”Primary Water,” Proc. of 15th Int. Conf. on

Corrosion Science, 163, 108243.（2020）．

Environmental Degradation of Materials in（29） P.J. Ferreira, I.M. Robertson and H.K.

Nuclear Power Systems-Water Reactors.

Birnbaum, “Hydrogen Effects on theInteraction Between Dislocations,” Acta
Materialia, 46（5），pp. 1749-1757.（1998）．

（2011）．
（36） M.J. Olszta, D.K. Schreiber, M.B. Toloczko
and S.M. Bruemmer, “Alloy 690 Surface（30） P . L . A n d r e s e n , M . M . M o r r a a n d K .

Nanostructures During Exposure to PWR

Ahluwalia, “Effect of Deformation

Primary Water and Potential Influence on

Temperature, Orientation and Carbides

Stress Corrosion Crack Initiation,” Proc.

on SCC of Alloy 690,” Proc. of the 16thof the 16th International Conference on

International Conference on Environmental

Environmental Degradation of Materials in

Degradation of Materials in Nuclear Power

Nuclear Power Systems-Water Reactors.

Systems-Water Reactors.（2013）．

（2013）．

（31） T. Terachi, M. Okamoto, T. Yamada and K.

（37） Y.S. Lim, D.J. Kim, S.W. Kim, S.S. Hwang

Arioka, “Morphology of cavities formed on

and H.P. Kim, “Characterization of Internal

grain boundary of cracked Alloy TT690,”

and Intergranular Oxidation in Alloy

Proc. of the 19th International Conference

690 Exposed to Simulated PWR Primaryon Environmental Degradation of Materials

Water and Its Implications with Regard

in Nuclear Power Systems-Water Reactors,

to Stress Corrosion Cracking,” Materials

pp. 274-285, Boston, MA.（2019）．

Characterization, 157, 109922.（2019）．

（32） M. Sennour, L. Marchetti, F. Martin, S.

（38） K. Arioka, “2014 W.R. Whitney Award

Perrin, R. Molins and M. Pijolat, “A Detailed

Lecture: Change in Bonding Strength at

TEM and SEM Study of Ni-Base Alloys

Grain Boundaries before Long-Term SCC

Oxide Scales Formed in Primary Conditions

Initiation,” Corrosion, 71（4），pp. 403-419.

of Pressurized Water Reactor,” Journal of（2015）．

Nuclear Materials, 402, pp. 147-156.（2010）．

（39） K. Arioka, R.W. Staehle, R.L. Tapping, T.

（33） Z. Ru, L. Zhanpeng, C. Jungie et al., “

Yamada, T. Miyamoto, “Stress Corrosion

Properties of Oxide Films on Ni-Cr-

Cracking Growth of Alloy 800NG in

xFe Alloys in a Simulated PWR Water

Pressurized Water Reactor Primary Water,”

Environment,” Proc. of the 18th International

Corrosion, 74（1），24-36.（2017）．

Conference on Environmental Degradation（40） K. Arioka, T. Miyamoto, T. Yamada andof Materials in Nuclear Power Systems,

T. Terachi, “Formation of Cavities Prior to

Springer, Cham, August.（2017）．

Crack Initiation and Growth on Cold-Worked（34） W. Kuang, M. Song, C.M. Parish andCarbon Steel in High-Temperature Water,”

G.S. Was, “Microstructural Study on the

Corrosion, 66（1），p.015008.（2010）．

Stress Corrosion Cracking of Alloy 690（41） K. Arioka, T. Miyamoto, T. Yamada et al.,in Simulated Pressurized Water Reactor“Role of Cavity Formation in Crack Initiation

Primary Environment,” Proc. of the 18thof Cold-Worked Carbon Steel in High-International Conference on Environmental

Temperature Water,” Corrosion, 69（5），pp.

Degradation of Materials in Nuclear Power

487-496.（2013）．

Systems, Springer, Cham, August.（2017）．
（35） M.J. Olszta, D.K. Schreiber, L.E. Thomas, S.M.
Bruemmer, “Penetrative Internal Oxidationfrom Alloy 690 Surface and Stress Corrosion
Crack Walls During Exposure to PWRINSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-8

175

照射ステンレス鋼の粒界酸化挙動
Grain Boundary Oxidation Behavior of Neutron Irradiated Stainless Steels
福村藤井卓也（Takuya Fukumura）＊1

克彦（Katsuhiko Fujii）＊2

福谷

三浦

照光（Terumitsu Miura）＊2

耕司（Koji Fukuya）＊2

橘内

裕寿（Yuji Kitsunai）＊3

要約
照射誘起応力腐食割れ（IASCC）の機構解明の一環として，加圧水型原子炉（PWR）
で照射されたステンレス鋼製のフラックスシンブルチューブ材とバッフルフォーマボルト材を用いて，PWR 一次冷却材模擬環境水中の腐食状況を走査型透過電子顕微鏡により分析し，照射ステンレス鋼の粒界酸化挙動に対する照射量，応力および溶存水素濃度の影響を調べた．照射
量が高いほど粒界に沿った酸化は深くまで進む傾向にあり，粒界酸化が照射により促進されることが分かった．また，腐食中の引張応力負荷により粒界酸化が促進される傾向が認められた．
一方，溶存水素濃度が 30 と 45 cm3/kg-H2O では粒界酸化の長さや組織に大きな違いは認められず，
溶存水素濃度による粒界酸化挙動への影響は小さいことが示唆された．IASCC 発生しきい応力
や IASCC 感受性の照射量に対する変化は粒界酸化長さの照射量に対する変化の傾向と類似しており，照射を受けて粒界酸化し易くなることで粒界割れである IASCC が起こり易くなると考え
られる．
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，粒界酸化，溶存水素濃度

Abstract
As part of the work to elucidate the mechanism of irradiation assisted stresscorrosion cracking（IASCC）,using a flux thimble tube material and a baffle former bolt material
irradiated in a pressurized water reactor（PWR）, the corrosion status of irradiated stainless steel
in a simulated PWR primary coolant environment was analyzed by scanning transmission electron
microscopy and the effects of irradiation dose, stress and dissolved hydrogen concentrationon the grain boundary oxidation behavior of irradiated stainless steel were investigated. It
was found that the higher the irradiation dose, the deeper the preferential oxidation of grainboundaries, and this was promoted by irradiation. It was also confirmed that the grain boundaryoxidation length was promoted by the tensile stress load during corrosion. On the other hand,the dissolved hydrogen concentration was changed from 30 to 45 cm3 / kg-H2O, no significant
differences were observed on the length and structure of the grain boundary oxidation, andit was suggested that the effect of dissolved hydrogen concentration on the grain boundaryoxidation behavior was small. Changes in IASCC stress and IASCC susceptibility to irradiationdose corresponded to the tendency of grain boundary oxidation to change for the irradiationdose, and it was considered that IASCC, which is intergranular SCC, would occur because thegrain boundary oxidation was likely to occur due to irradiation.
Keywords

IASCC, neutron irradiation, stainless steel, grain boundary oxidation, dissolved hydrogen concentration

1. は
 じめに

レス鋼に発生する粒界割れである．海外の加圧水型
原 子 炉（Pressurized Water Reactor, PWR） で は

軽水炉炉内構造物の高経年化における重要な技術

IASCC 事例としてバッフルフォーマボルト（Baffle的問題の一つに照射誘起応力腐食割れ（Irradiation

Former Bolt, BFB） の 損 傷 が 知 ら れ て い る（1）．

Assisted Stress Corrosion Cracking, IASCC）があ

IASCC の発生条件や発生機構についてはこれまで

る．IASCC は高温水中で中性子照射されたステンに多くの研究が行われており（2）〜（5），IASCC 発生し＊ 1 元（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊ 2 （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊ 3 日本核燃料開発株式会社

現 関西電力（株）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-8176

きい応力については約 20 dpa までは照射量の増加

Technique, SSRT）での粒界破面率）は水環境中のに伴って大きく低下するが，約 20 dpa 以上では漸溶存水素（Dissolved Hydrogen, DH）濃度により

（6）
〜
（10）

変化することが報告されているが（17）〜（19），粒界の．

減する照射量依存性が知られている

BFB 材 を 用 い た IASCC 発 生 し き い 応 力 の 試 験

酸化挙動と DH 濃度の関係はよくわかっていない．

データは約 20 dpa までの照射量しかなく，BFB 材

また，供用中の BFB には応力が負荷されているがと同じ 316 ステンレス鋼製のフラックスシンブル

粒界の酸化挙動に対する応力影響についてもよくわ

チューブ（Flux Thimble Tube, FTT）材を用いた

かっていない．

試験データがより高照射量まで取得されている．約

本研究では，PWR 一次冷却材模擬環境水中での20 dpa までの IASCC 発生しきい応力を BFB 材と照射ステンレス鋼の粒界酸化挙動に及ぼす DH 濃度

FTT 材で比較すると，FTT 材の方が BFB 材よりもと応力の影響を FTT 材と BFB 材を用いて調べた．

低い傾向が認められるが（9），その原因は必ずしも

そして，これまでに調べた照射ステンレス鋼の粒界明らかではない．FTT 材の試験データを用いた評

酸化挙動と合わせて，粒界酸化と IASCC 発生との価が保守的であることを示すには，BFB 材と FTT関係を検討した．

材で IASCC 発生しきい応力が異なる理由を明らかにすることが重要である．
IASCC は SCC の発生要因である材料，環境，応力にそれぞれ照射が影響する複雑な事象である．材
料への照射影響としては，中性子照射により材料内

2. 試
 験方法
2.1 試
 験材と腐食条件に欠陥（転位ループやキャビティ，析出物等）や粒試験材は PWR で使用された冷間加工 316 ステン

界偏析（Cr 欠乏や Ni 濃化等）が生じ，これらが機レス鋼製の FTT 材と BFB 材である．FTT 材は国械的性質や腐食挙動（酸化皮膜の性状，粒界酸化の内 の PWR よ り 入 手 し， 照 射 量 が ３，17，19，73

状況）に影響する．このため IASCC 機構の解明には，dpa の部位を用いた．また，未照射の FTT 材も試照射による機械的性質の変化とともに，高温水中で験材として用いた．BFB 材は米国の PWR より取得の腐食挙動の理解が重要となる．軽水炉環境におけされ，旧独立行政法人原子力安全基盤機構（Japan

（11）
〜
（13）

る照射ステンレス鋼の腐食挙動に関する報告

Nuclear Energy Safety Organization, JNES）の「照は多くなく，系統的なデータは少ない．INSS では

射 誘 起 応 力 腐 食 割 れ（IASCC） 評 価 技 術 」 事 業

FTT 材を用いて PWR 一次冷却材模擬環境水中におで使用された残材を入手して用いた．照射量は 19

ける酸化皮膜の性状や粒界酸化の状況を調べ，照dpa である．試験材の化学組成を表１に，照射量，

射ステンレス鋼の腐食挙動について系統的にデー

照射速度および照射温度を表 2 にまとめて示す．

タを蓄積している（14）〜（16）．これまでに酸化皮膜はFTT 材の結晶粒径は約 10 µm であり，BFB 材は約

Fe を主とした粒子状のスピネル酸化物である外層70 µm である（9）．

と Fe と Cr を主とした微細なスピネル酸化物である試験材を O リング試験片，C リング試験片およ

内層の２層構造であり，未照射材と同じ構造である

び短冊試験片に加工した後，PWR 一次冷却材模擬

こと，73 dpa までの照射量範囲で照射量の増加に環境水中で定荷重 SCC 試験と腐食試験を実施した．

伴って腐食の促進が確認されること，未照射材では

水環境の温度は 320℃であり，水質は純水にほう酸

ほとんど認められないが，照射材ではほぼ全ての粒をほう素換算で 500 g/m3，水酸化リチウムをリチ界に優先的な酸化が認められること，照射量の増加

ウム換算で 2 g/m3 添加し，高純度アルゴンガスでに伴って粒界酸化長さが長くなり，照射により粒脱気後（溶存酸素濃度 <1ppb）に水素ガスを添加

界酸化が促進されること，粒界酸化長さは IASCC

したものである．

発生しきい応力と類似した照射量に対する変化傾（15）

試験片の ID，材料，照射量，DH 濃度および形状．しかしながを表３にまとめて示す．なお，ID は材料，照射量，ら，照射量とともに変化する材料特性は多く，粒形状の順に設定した．FTT-0-O から FTT-73-O まで

界酸化と IASCC 発生との関係を明らかにするにはの４つの試験片については，DH 濃度は 30 cm3/kg-

更なる検討が必要である．IASCC 発生しきい応力

H2O（以降 DH30）の条件で定荷重 SCC 試験（最大や感受性（低歪み速度引張試験（Slow Strain Rate

引張応力 900 MPa）に 1149 時間供された O リング

向を示すことを明らかにしている

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-8

表１

177

試験材の化学組成（単位：wt%）

C

Si

Mn

P

S

Ni

Cr

Mo

Fe

FTT 材

0.04

0.62

1.63

0.022

0.006

12.61

16.94

2.22

balance

BFB 材（9）

0.05

0.55

1.55

0.021

0.025

12.45

17.71

2.26

balance

表２

グ試験片の管断面並びに短冊試験片の鏡面仕上げ

試験材の照射条件

材料

照射量
（dpa）

照射速度
（dpa/s）

照射温度（℃）

面を走査型電子顕微鏡（Scanning Electron Micro-

FTT 材

3

8.7 × 10-9

323

FTT 材

17

4.0 × 10-8323

透過電子顕微鏡（Scanning Transmission Electron

FTT 材

19

4.8 × 10-8

323

FTT 材

73

1.5 × 10-7

297

BFB 材

19

3.8 × 10-8

302

表３
ID

試験片の ID，材料，照射量，DH 濃度および形状
材料

照射量
DH 濃度
（dpa） （cm3/kg-H2O）

scope, SEM）を用いて観察するとともに，走査型
Microscope, STEM）を用いて粒界部の断面を観察 を し た． な お， 断 面 観 察 に は 集 束 イ オ ン ビ ーム（Focused Ion Beam, FIB） 加 工 で 作 製 し た 粒
界を含む厚さ 100 nm 以下の薄膜試料を用いた．薄膜試料には加速エネルギーを 2 kV まで低下させたGa イオンビームで最終加工を行い，FIB により導形状入されるダメージ層の低減を図った．また，酸化皮膜と粒界酸化部のミクロ組成を STEM に付属のFTT-0-O FTT 材

0

30

O リング

FTT-3-O FTT 材

3

30

O リング

FTT-19-O FTT 材

19

30

O リング

FTT-73-O FTT 材

73

30

O リング

FTT-17-C FTT 材

17

45

C リング

FTT-73-P FTT 材

73

45

短冊

BFB-19-P BFB 材

19

45

短冊

エネルギー分散型 X 線（Energy Dispersive X-ray
Spectroscopy，EDS）分析装置を用いて調べた．

3. 試
 験結果
3.1 表
 面および粒界の腐食状況

試験片である．O リング試験片は管状の FTT 材か腐食後の試験片の外観を観察した例を図１に示ら軸方向に長さ 2 mm で切断して作製した．管のす．なお，FTT 材 O リングの代表例として FTT-

外径は 7.62 mm，管の肉厚は 1.24 mm である．な

19-O を示した．DH30 で腐食された O リング試験片

お，管断面は機械研磨とバフ研磨による鏡面仕上げ

は黒褐色の酸化皮膜に覆われていたが，DH45 で腐

（15）

で詳細

食された C リングと短冊試験片は金属光沢が認めらを報告している．FTT-17-C は，DH 濃度は 45 cm3/

れ，酸化皮膜が比較的薄いことが分かった．また，

kg-H2O（以降 DH45）の条件で定荷重 SCC 試験（最SEM および STEM 観察を行った部位を図中に合わ

大引張応力 400 MPa）に 1002 時間供された C リン

せて示した．O リングについては，外周部（初期引グ試験片である．O リングと同様に軸方向に長さ 2張応力400 MPa）と中央部
（初期引張応力0 MPa）
を，mm で切断し，幅 1.5 mm の開口を加えて作製した．

C リングについては外周部（引張応力 400 MPa）とO リングと同様に管断面は機械研磨とバフ研磨によ開 口 近 傍 部（ 応 力 0 MPa） で あ る． な お，FTT-

る鏡面仕上げである．FTT-73-P と BFB-19-P につい

19-O と FTT-73-O は試験中に SCC が発生したため，ては，FTT-17-C と同時に腐食試験した短冊試験片

変形による荷重の再配により応力分布が変化し，初である．寸法はそれぞれ2×3×0.2 mm と3×4×0.2

期には応力が 0 MPa であった中央部でも応力が生mm であり，2 × 3 mm と 3 × 4 mm の面は機械研磨じたと考えられる．

である．試験条件と結果については前報とバフ研磨による鏡面仕上げである．

2.2 試
 験片の観察および分析

SEM による表面観察例を図２に示す．表面の腐食生成物は未照射材 FTT-0-O と照射量の低い FTT3-O では小さく，照射量の高い FTT-19-O と FTT73-O では大きい傾向がある．DH45 で腐食試験した

腐食後の試験片の外観をデジタルマイクロスコー

FTT-17-C，FTT-73-P お よ び BFB-19-P で は， と もプを用いて観察した．また，O リングおよび C リンに表面の腐食生成物は小さく，粒界の位置が明瞭に

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-8

178

55µm
µm

外周部
外周部

a.a.FTT-0-O
FTT-0-O中央部
中央部

55µm
µm
b.
b.FTT-3-O
FTT-3-O中央部
中央部

中央部
中央部

11mm
mm
55µm
µm
a.a.FTT-19-O
FTT-19-O

c.c.FTT-19-O
FTT-19-O中央部
中央部

d.
d.FTT-73-O
FTT-73-O中央部
中央部

55µm
µm

開口近傍部
開口近傍部
e.e.FTT-73-P
FTT-73-P
図２

11mm
mm

外周部
外周部

55µm
µm

55µm
µm
f.f.BFB-19-P
BFB-19-P

試験片の表面観察例

ることが確認された．内層の厚さは3 dpa では薄く，0.1 µm 以下であったが，19 dpa と 73 dpa では 0.1 〜b.
b.FTT-17-C
FTT-17-C

0.2 µm で あ っ た．DH45 で 腐 食 さ れ た FTT-17-C，
FTT-73-P および BFB-19-P の酸化皮膜も外層と内層からなっていたが，ともに薄く，ほとんど観察されない箇所もあった．粒界については，未照射材では
11mm
mm

11mm
mm

ほぼ全ての粒界に優先的な酸化が確認された．粒界

d.
d.BFB-19-P
BFB-19-P

酸化部は表面側で広く内部側（先端側）でくさび状

腐食後の試験片外観観察例の尖った形状であった．また，一部に旧粒界に沿っ

c.c.FTT-73-P
FTT-73-P
図１

ほとんど認められなかったが，照射材では観察した観察された．
STEM による粒界部の断面観察結果として原子番号（Z）コントラスト像（ZC 像）を図３に示す．

て，より暗い線状のコントラストが認められた．

3.2 粒 界酸化部の構造および組成

ZC 像では広角散乱した電子線を検出して結像する

DH30 で腐食した FTT 材 O リング試験片についため，組成情報を反映して原子番号の２乗に比例しては，粒界酸化部の構造および組成はすでに報告したコントラストが得られる．これは，重たい原子ほている（15）．粒界酸化部は母材と整合した酸化物でど電子線を広角散乱させる確率が高いためである．

あり，酸化した旧粒界は結晶性の低い酸化物であり，このため ZC 像では母相に比べて酸化部のコント

粒界酸化部は Fe と Ni が少なく，粒界酸化の先端近ラストは暗くなる．DH30 で腐食された FTT-3-O，

傍で Ni が濃化しており，構造や組成に照射量によ

FTT-19-O および FTT-73-O の酸化皮膜は粒子状のる大きな違いは認められなかった．

外層（Fe と Ni を主体としたスピネル）と薄い膜状

DH45 で 腐 食 し た FTT-17-C，FTT-73-P お よ びの内層（Cr を主体としたスピネル）を形成してい

BFB-19-P について，粒界酸化部の構造と組成を調INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-8

粒界

試料表面

179

粒界

試料表面

100 nmd. FTT-17-C（開口近傍部）

a. FTT-3-O（中央部）
外層

粒界

100 nm

粒界

試料表面

試料表面

内層

100 nmb. FTT-19-O（中央部）

100 nme. FTT-17-C（外周部）

粒界 試料表面粒界

試料表面100 nm

100 nmf. FTT-73-P

c. FTT-73-O（中央部）

粒界

試料表面

100 nmg. BFB-19-P
図３

粒界部の断面観察例（ZC 像）

べた．FTT-17-C で観察された粒界酸化部の電子線

X 線の信号強度（カウント）である．

回折図形を図４に，EDS 分析による粒界酸化部の図４に示したように酸化した旧粒界は結晶性が低断面の元素分布を図５に，粒界上および粒界を横切いことを示唆するやや不鮮明な電子回折図形を示し

る方向での元素分布を図６にそれぞれ示す．図６のた．また，図５に示したように，ZC 像の暗いコン

横軸は表面あるいは粒界からの距離を，縦軸は特性

トラストは O の分布に対応し，同じ位置で Fe と Ni

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-8180

酸化した旧粒界
酸化した旧粒界
酸化した旧粒界

内層酸化皮膜（右の粒）内層酸化皮膜（右の粒）内層酸化皮膜（右の粒）

ZC
ZC
ZC

100
nm
100
nm
100 nm OO O

NiNi
Ni

FeFe
Fe

CrCr
Cr

SiSi
Si

5050
nm
nm
50 nm

図５
母相（右の粒）母相（右の粒）母相（右の粒）

図図44粒界酸化部の電子線回折図
粒界酸化部の電子線回折図
図図４4 粒界酸化部の電子線回折図
粒界酸化部の電子線回折図形
形形（FTT-17-C
開口近傍部）（FTT-17-C
開口近傍部）（FTT-17-C
開口近傍部）形 （FTT-17-C
開口近傍部）

100
nm
100
nm
100 nm

カウント
カウント
カウント

OO
O

NiNi
Ni CrCrCr
Mn
Mn
Mn SiSiSi

CrCr
Cr NiNi
Ni
Mn
Mn
Mn SiSi
Si

OO
O

表面からの距離/nm
表面からの距離/nm
表面からの距離/nm

粒界からの距離/nm
粒界からの距離/nm
粒界からの距離/nm④粒界酸化先端から
5050
nmnm④粒界酸化先端から④粒界酸化先端から 50 nm
FeFe
Fe⑤粒界酸化先端から
200
nmnm⑤粒界酸化先端から
200⑤粒界酸化先端から 200 nm
FeFe
Fe

粒界からの距離/nm
粒界からの距離/nm
粒界からの距離/nm

図６

CrCr
Cr
OO
Mn
Mn
O
Mn SiSiSi

FeFe
Fe

カウント
カウント
カウント

NiNi
Ni

カウント
カウント
カウント

③粒界酸化先端
③粒界酸化先端
③粒界酸化先端
FeFe
Fe

FeFe
Fe

カウント
カウント
カウント

②②
②

⑤⑤
⑤
①①
①

②粒界酸化内部
②粒界酸化内部
②粒界酸化内部

①粒界上
①粒界上
①粒界上
粒界酸化先端
粒界酸化先端
粒界酸化先端

分析位置
分析位置
分析位置

③③
③④④
④



NiNi
Ni

CrCr
Cr
Mn
Mn
MnSiSiSi

粒界からの距離/nm
粒界からの距離/nm
粒界からの距離/nm

カウント
カウント
カウント

母相（左の粒））母相（左の粒母相（左の粒）EDS 面分析による粒界酸化部の元素分布
（FTT-17-C 開口近傍部）

CrCr
Cr
NiNi
Ni
Mn
Mn
Mn SiSiSi
粒界からの距離/nm
粒界からの距離/nm
粒界からの距離/nm

EDS 線分析による粒界酸化部の元素分布（FTT-17-C 開口近傍部）

が欠乏していた．さらに，粒界酸化の先端より深い

Ni のカウントが低下し，粒界酸化の先端では Ni が位置では Fe と Cr の欠乏と Ni の濃化が認められた．

カウントのピークを，Cr がカウントのボトムを示

図６の①に示したように酸化した旧粒界では Fe とし，粒界酸化の先端を超えた未酸化の粒界では FeINSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-8

181と Cr のカウントが増加する傾向が認められた．ました．表面からの距離 200 〜 400 nm が酸化した旧

た，図６の③に示したように，粒界酸化の先端で粒界に相当する．Fe は酸化した旧粒界でカウント

は粒界の両側〜 10 nm にわたり Fe と Cr のカウンが大きく低下し，試料表面では未酸化の粒界の 0.2

トの低下と Ni のカウントの増加が認められた．こ以下に低下した．Cr は酸化した旧粒界での変化はれに対して，Mn と Si の変化は大きくなかった．こ小さく，未酸化の粒界の 0.8 程度であったが，粒界れらの観察結果は，DH45 で腐食された FTT-17-C，

酸化の近傍で未酸化の粒界の 0.4 程度に低下していFTT-73-P および BFB19-P について共通して認めらる例もあった．Ni は酸化した旧粒界でカウントがれ，DH30 で腐食された FTT 材の粒界酸化部とも同低下し，試料表面では未酸化の粒界の 0.5 程度に低じであった．照射量や DH 濃度が異なっても同じ腐下していたが，粒界酸化の先端近傍では１以上に増食機構であると考えられる．

加した．未酸化の粒界では組成の７割強が Fe であ酸化した旧粒界については，図３や図４に示したることから，酸化した旧粒界では主に Fe が溶出し，ZC 像から原子番号の小さい原子の割合が大きいか，金属原子密度が低下していると考えられる．また，原子密度が低下していると考えられる．原子密度

EDS カウント数の変化に DH 濃度や照射量による差の変化は，膜厚が一定の場合には EDS のカウントは認められず，酸化した旧粒界での原子密度の低下

数の変化から定性的に評価可能である．図７に Fe，は DH 濃度や照射量に依らないことが分かった．

Cr，Ni について，FTT-19-O と FTT-73-O の中央部と FTT-73-P の粒界に沿った EDS のカウント数の変化を示す．なお，カウント数は試料表面から最も離れた位置の測定点 10 点の平均値でそれぞれ規格化

3.3 粒 界酸化長さ
照射ステンレス鋼の粒界酸化長さの測定結果を図８にまとめて示す．粒界酸化長さは試料表面から粒界酸化先端までの粒界に沿った長さで定義した．な

規格化した EDS カウントお，引張応力の負荷された部位からのデータはハッチングで示した．また，3.1 で述べたように FTT-

Fe

19-O と FTT-73-O については，SCC の発生により腐食中に応力分布が変化したと考えられることから，中央部についても「応力あり」として扱った．
DH30 で腐食された試験片については，照射量が高いほど粒界酸化長さは平均値，最大値ともに増表面からの距離/nm

加する傾向が確認されている（15）．DH45 でも FTT-

規格化した EDS カウント

17-C の開口近傍部と FTT-73-P を比較すると，照射量が高いほど粒界酸化長さの平均値，最大値ともにCr増加する傾向が認められた．
粒界酸化長さに対する応力の影響については，
FTT-17-C の開口近傍部の粒界酸化長さと外周部の粒界酸化長さを比較すると，外周部の方の最大値が規格化した EDS カウント

表面からの距離/nm

図７

大きく，応力による促進が認められた．また，外周部では粒界酸化長さのばらつきが大きい傾向がある．FTT-3-O の中央部の粒界酸化長さと外周部のNi

粒界酸化長さについても，外周部の方の粒界酸化長
さが長い傾向が認められた．差が小さい原因は，照射量 3 dpa では腐食量が少なく，応力の影響が現れにくかったためと考えられる．FTT-19-O の中央部の粒界酸化長さと外周部の粒界酸化長さを比較する
表面からの距離/nmと，初期引張応力の高い外周部の方が長い傾向が粒界に沿った EDS カウント数の変化の比較認められた．同様の傾向は FTT-73-O の中央部と外INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-8

182

800

応力なし

700

DH45

DH30

600

粒界酸化長さ (nm)

応力あり

500
400
300
200
100
0

1 中央
3 5

外周15中央外周21 開口7外周9 中央11 13
17 19
23 25 外周
27 29 31 33 35 37 39

FTT-3-O

図８

近傍

FTT-19-O FTT-73-O

FTT-17-C

FTT-73-P

BFB-19-P

照射ステンレス鋼の粒界酸化長さの比較

周部の粒界酸化長さについても認められた．FTT19-O と FTT-73-O では SCC 発生後の応力分布の変化を考慮する必要はあるが，初期引張応力の高い方がより粒界酸化長さが長く，応力による粒界酸化の

4. 考
 察
4.1 照
 射ステンレス鋼の腐食機構
PWR 一次系環境中でのステンレス鋼の腐食機構促進が示唆される．
粒界酸化長さに対する DH 濃度の影響について

は，母相から高温水中への Fe と一部の Ni の優先的は，FTT-19-O の外周部の粒界酸化長さと，FTT-

な溶出，溶出した Fe と Ni の一部が再析出すること

17-C の外周部の粒界酸化長さを比較すると，最大による粒子状のスピネル酸化物の外層酸化被膜の形

値に大きな差はないが，平均値は FTT-19-O の方が成，および表面からの O の内方拡散による Cr と Fe

（14）は，DH30 の PWR 一を主体とした微細なスピネル酸化物の内層酸化被膜

次冷却材模擬環境水中で無負荷で腐食試験した照射の形成である．照射ステンレス鋼の場合，照射によ

量 22 dpa の FTT 材について粒界酸化を観察しており導入される欠陥が物質移動の拡散パスとなることり，約 220 nm の粒界酸化長さを報告している．こで腐食が促進されると考えられる．根本ら（20）は Niの結果は FTT-17-C の開口近傍部と同程度である．

イオン照射したステンレス鋼での腐食速度が照射に

さらに，FTT-73-O の中央部と FTT-73-P の粒界酸より増加すること，Murase ら（21） は 308 ステンレ

化長さを比較しても，最大値は同程度である．DH

ス溶接材が高温純水中プロトン照射条件下で腐食が濃度が増加しても粒界酸化長さに明確な違いは認め促進されることを報告している．本研究で認められられず，照射や応力のように粒界酸化を促進する影

た照射ステンレス鋼のミクロ組織はこれらと共通す

響は，DH 濃度では小さいことが示唆された．

るものであり，照射量や応力，DH 濃度が異なって大きかった．また，西岡ら

BFB-19-P の粒界酸化長さと FTT-17-C の開口近傍部の粒界酸化長さを比較すると，BFB 材の方が平均値，最大値ともに大きく，BFB 材で粒界酸化が促進された可能性が示唆された．

も同一の腐食機構であることが分かった．

4.2 粒
 界酸化に対する影響因子
粒界酸化に対する照射量，応力，DH 濃度の影
響および BFB 材と FTT 材での違いについて検討する．
図８に示したように DH30 と DH45 の環境でともに照射量の増加に伴う粒界酸化の促進が確認された．粒界酸化の促進には照射誘起偏析による粒界組

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-8183成の変化量が関係していると考えられる．福谷ら（22）いことはこれらの報告と異なり，この原因については FTT 材の粒界偏析量の照射量依存性を調べ，照は今後の検討課題である．

射により粒界 Cr 濃度が低下し，Ni 濃度と Si 濃度がDH45 で腐食された BFB 材も内層酸化皮膜は薄増加すること，その変化は 10 dpa 程度まで大きく，く，FTT 材と同様の腐食組織が観察された．一方

その後は緩やかになることを報告している．Cr はで，粒界酸化長さは同程度の照射量である FTT-

耐食性に関係しているため，照射による粒界 Cr 濃

17-C と 比 べ て 長 い 傾 向 が 認 め ら れ た．BFB 材 と度の低下に伴う耐食性の低下が粒界酸化が照射によFTT 材では TEM/EDS で分析された粒界組成に大り促進された要因として考えられる．

きな違いは報告されておらず（9），粒界酸化が BFB

400 MPa の引張応力が作用した FTT-17-C の外周材で促進された理由を粒界組成から説明することは部では応力負荷のない開口近傍部に比べて粒界酸

難しい．粒界が優先的に腐食されていたことから，化長さの最大値が大きい傾向が認められた．また，粒界がアノード，粒内がカソード反応を担っている

FTT-3-O，FTT-19-O と FTT-73-O の初期応力の高と考えると，粒径が FTT 材の７倍大きい BFB 材でい外周部でも，初期応力が負荷されていない中央部

は試験片の観察面におけるカソードに対するアノーに比べて粒界酸化長さが大きい傾向が認められた．

ドの面積比が小さく，アノード反応が促進されるこさらに，応力なしの部位と比べて，応力ありの部位とで粒界酸化が FTT 材よりも促進された可能性がでは粒界酸化長さのばらつきが大きい傾向が認めら考えられる．

れた．応力は粒界の破壊という直接的な作用だけでなく，粒界酸化の促進にも関係していると考えられ
る．応力が負荷されることにより応力を緩和する方

4.3 粒界酸化と IASCC 発生の関係

向に物質移動（Fe の溶出と O の内方拡散）が促進

DH30 の PWR 一次冷却材模擬環境で FTT 材につされ，粒界酸化が促進される可能性が考えられる．

いて報告された IASCC 発生しきい応力（8），感受性（23）はニッケル基合金を用いた腐食試験によ（17）および粒界酸化長さ（15）（SSRT 試験の粒界破面率）

り，応力負荷が粒界酸化を促進することを報告しての照射量に対する変化を図９に示す．
図９の縦軸は，

寺地ら（24）

は有限要素法解析により多結晶材

発生しきい応力は 1000 MPa，感受性は 100%，粒料中の局所応力の分布を評価し，粒界三重点の近く

界酸化長さは 600 nm を 100% とした相対値である．

では平均応力の２倍程度の局所応力が生じる場合がなお，IASCC 発生しきい応力の傾向線は Takakura

あることを報告している．粒界ごとに作用する局所

ら（9）が FTT 材で報告したものを用いた．発生しき応力は分布を持っており，応力による粒界酸化の促い応力と感受性は，照射量の増加に伴い約 20 dpa

進効果は粒界ごとに異なると考えられ，応力負荷にまでにそれぞれ大きく変化（低下と増加）し，それいる．釜谷ら

よって粒界酸化長さのばらつきが大きくなる原因と考えられる．
DH 濃度の影響については，DH30 と DH45 で粒界酸化長さを比較したが，有意な違いは認められなかった．ただし，表面の腐食状態が DH30 と DH45(8)□ 定荷重試験の発生しきい応力（0~1000 MPa）
(17)

△ SSRT 試験の粒界破面率（0～100%）(15)● 粒界酸化長さ（0~600 nm）

で異なっており，DH30 では 0.1 〜 0.2 µm の厚さの内層酸化皮膜に覆われているのに対し，DH45 では
内層酸化皮膜は薄く，結晶粒によってはほとんど認められなかった．村上ら（25） は Ni イオン照射した冷間加工 316 ステンレス鋼を用いて腐食試験を実施
し，DH 濃度５と 30 cm3/kg-H2O で腐食量に大きな差がないことを報告している．また，寺地ら（26）による非照射材の 316 ステンレス鋼を用いた腐食試験の結果では，DH 濃度が１〜 45 cm3/kg-H2O の範囲
で DH 濃度の増加により酸化皮膜が厚くなることが報告されている．本研究で DH45 の表面腐食が少な

図９I ASCC 発生しきい応力，感受性および粒界酸化長さの照射量に対する変化傾向

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-8184以上の照射量では変化は小さい（漸減および漸増）．

と同様に，試験片の破断時間が短くなる傾向が報告

粒界酸化長さの照射量に対する変化は，発生しきいされている（30）．高応力では粒界酸化のような反応

応力および感受性と類似の変化傾向を示しており，プロセスを必要とせず，機械的な割れにより短時間で破壊が生じると考えられる．ただし，三浦ら相関があると考えられる．
水環境中の DH 濃度が増加すると，発生しきい
（17）

（18）
（19）

は高照射されたステンレス鋼を超微小引張試験

ことがし，酸化した旧粒界は酸化していない粒界よりも粒報告されており，IASCC 発生を促進させる．一方，界強度が低いことを報告している．海外の実機に報

粒界酸化の長さや組織については DH 濃度が 30 と告されている IASCC のように，長期間の供用後に応力は低下し，感受性は増加する（31）

3

45 cm /kg-H2O で明確な影響は認められなかった．

発生する IASCC については，粒界酸化およびこれ

DH 濃度が増加すると材料中に取り込まれる水素のに伴う強度の低下も発生に対して考慮すべきと考え量が増加し，転位と照射欠陥の相互作用に影響してられる．

変形挙動に影響を及ぼす可能性や，粒界に捕捉された一部の水素が粒界強度に影響を及ぼす可能性が考えられる．発生しきい応力や感受性に確認された

5. ま
 とめ

DH 濃度の影響については，粒界酸化以外の機構に

IASCC 機構の解明のため，320℃の DH 濃度 30 お

よって IASCC の発生に影響している可能性が示唆

よび 45 cm3/kg-H2O の PWR 一次冷却材模擬環境水される．

中で腐食された照射ステンレス鋼の粒界酸化挙動を

BFB 材と FTT 材では IASCC 発生しきい応力に調べ，粒界酸化に対する照射量，応力および DH 濃

違いがあり，BFB 材の方が FTT 材よりも 200 MPa

度の影響を検討するとともに，粒界酸化と IASCC（9）程度高いことが報告されている．BFB 材の粒界発生との関係を検討し，以下の知見を得た．

酸化長さは同程度の照射量の FTT 材よりも長くかならずしも IASCC 発生しきい応力の傾向とは一致

１．粒界酸化は未照射材ではほとんど認められない

しない．BFB 材と FTT 材の発生しきい応力の違い

が，照射材ではほぼ全ての粒界に認められる．

については，製造工程の違いによる結晶粒径と冷間

２．照 射量が３〜 73 dpa の範囲では，照射量が高加工度の違いが影響する可能性があること，表面硬化層の有無が違いの一因となることが Takakura
（9）

ら

（27）
（28）

により報告されている．また，三浦ら

いほど粒界酸化が促進される．
３．腐 食中の 400 MPa 程度の引張応力負荷は粒界酸化を促進する．

に よ り BFB 材 の 粒 界 強 度 は FTT 材 よ り 低 い こ

４．粒界酸化は粒界結合力を低下させ，粒界酸化のと，BFB 材と FTT 材では変形挙動に違いがあり，促進により粒界割れである IASCC が起こり易IASCC の発生を誘起する粒界での高い局所応力はくなると考えられる．

BFB 材では比較的生じにくいと考えられることが

５．DH 濃 度 が 30 と 45 cm3/kg-H2O で は， 粒 界 酸

報告されている．BFB 材と FTT 材の発生しきい応

化挙動に差は認められない．DH 濃度による力の違いについては，報告されているこれらの違い

IASCC 発生しきい応力や感受性の影響は，母による影響も含めて検討する必要がある．

相に取り込まれる水素量の増加による変形挙動

粒界酸化は IASCC の発生要因である粒界強度を低下させる原因の一つと考えられるが，粒界強度は照射によっても低下する．例えば，ステンレス鋼をアルゴンガス中で引張試験すると，高照射材ではわずかであるが粒界破壊が生じるようになることが報告されている（29）．また，高照射材の定荷重 SCC 試
験では，10 時間程度の比較的短時間で試験片が破断する場合が報告されている（30）．このような短時間の試験については，粒界酸化が十分に進んでおらず，破壊における粒界酸化の寄与は小さいと考えられる．高応力での定荷重 SCC 試験でも，高照射材の変化や粒界強度の低下が影響していると考えられる．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-8

参
 考文献

185

（9） K. Takakura, K. Nakata, K. Fujimoto, K.
Sakima , N. Kubo, “IASCC Properties of Cold

（1） R. Cauvin, O. Goltrant, Y. Rouillon, E.

Worked 316 Stainless Steel in PWR Primary

Verzaux, A. Cazus, P. Dubuisson, P.
Poitrenaud and S. Bellet, Proc. of Fontevraud 3,

Water,” Proc. of 14th Int. Conf. on Environmental
Degradation of Materials in Nuclear Power

FNES, vol.1, pp.54-65,1994.

Systems, pp.1207-1218, 23-27 August 2009.

（2） O . K . C h o p r a , A . S . R a o , “ A r e v i e w o f（10） R.W. Bosch, M. Vankeeberghen, R. Gerard, F.

irradiation effects on LWR core internal

Somville,“Crack initiation testing of thimble

materials - IASCC susceptibility and crack

tube material under PWR conditions togrowth rates of austenitic stainless steels,”
Journal of Nuclear Materials, vol.409, pp.235-

determine a stress threshold for IASCC,”
Journal of Nuclear Materials, vol.461, pp.112-

256, 2011.

121, 2015.

（3） G.S. Was, S.M. Bruemmer; “Effects of（11） C. Jiaxin, J. Anders, L. Fredrik, E. Peter andirradiation on intergranular stress corrosion
cracking,” Journal of Nuclear Materials, vol.216,

E. Pal, “Effect of Neutron Irradiation on the

pp.326-347, 1994.

Corroded Austenite Stainless Steel in PWR,”
Proc. of Fontevraud 9, 2018.

（4） 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, 2009.

Microstructures of Oxide Films formed on（12） Y. Chimi, Y. Kitsunai, S. Kasahara, K.
Chatani, M. Koshiishi and Y. Nishiyama,（5） K. Fukuya, “Current understanding of“Correlation between locally deformed

radiation-induced degradation in light water
reactor structural materials,”Journal ofstructure and oxide film properties inaustenitic stainless steel irradiated with

Nuclear Science and Technology, vol.50, pp.213-

neutrons,” Journal of Nuclear Materials, no.

254, 2013.

475, pp.71-80, 2016.

（6） J. Conermann, R. Shogan, K. Fujimoto, T.
Yonezawa , Y. Yamaguchi, “Irradiation
Effects in a Highly Irradiated Cold Worked
Stainless Steel Removed from a Commercial
PWR,” Proc. of the 12th International Conference（13） S. S. Raiman, P. Wang, G. S. Was, “Irradiation
accelerated corrosion of stainless steel,” Proc.
of Fontevraud 8, 2014.
（14） 西岡弘雅，福谷耕司，藤井克彦，橘内裕寿，

on Environmental Degradation of Materials in“PWR 一次系模擬水中で形成した照射ステン
レス鋼の酸化皮膜分析 ”，INSS JOURNAL, vol.

Nuclear Power System - Water Reactors -, pp.

19, pp.131-143, 2012.

77-284, 2005.

（15） 福村卓也，福谷耕司，藤井克彦，三浦照光，（7） P. Freyer, T. Manger , M. Burke, “Hot橘 内 裕 寿，“PWR 一 次 系 模 擬 水 中 に お け る

Cell Crack Initiation Testing of Various

照射ステンレス鋼の腐食挙動その 2”．INSS
JOURNAL, vol. 22, pp.92-101, 2015.

Heats of Highly Irradiated 316 StainlessSteel Compositions Obtained from Three
Commercial PWRs,” Proc. of 13th Int. Conf.

（16） K. Fukuya, H. Nishioka, K. Fujii, Y. Kitsunai,

on Environmental Degradation of Materials inon irradiated stainless steels in simulated
PWR primary water,” Proc. of Fontevraud 8,

Nuclear Power Systems, 2007.
（8） H . N i s h i o k a , K . F u k u y a , K . F u j i i , T .

“Characterization of surface oxides formed

2014.

Torimaru, “IASCC Initiation in Highly（17） K. Fujii, H. Nishioka, K. Fukuya and T.

Irradiated Stainless Steels under Uniaxial

Torimaru, “Effects of Dissolved Hydrogen on
IASCC Behavior,” Proc. of Fontevraud 7, 26-30,

Constant Load Conditions,”Journal of Nuclear
Science and Technology, vol.45, no.10, pp.10721077, 2008.

September, 2010.
（18） K. Fukuya, M. Nakano, K. Fujii and T.

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-8

186

Torimaru,“IASCC Susceptibility and Slow
Tensile Properties of Highly-irradiated 316
Stainless Steels,”Journal of Nuclear Science andTechnology, vol.41, No.6, pp.673-681, 2004.
（19） K. Fukuya, H. Nishioka, K. Fujii and T.
Torimaru, “Effects of dissolved hydrogenand strain rate on IASCC behavior in highly
irradiated stainless steels, ”J. Nucl. Sci.

INSS JOURNAL, vol. 24, 2017, NT-6.
（28） 三浦照光，藤井克彦，福谷耕司，“ 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－ ”，INSS JOURNAL, vol. 26, 2019, NT5.
（29） H. Nishioka, K. Fukuya, K. Fujii and
T. Torimaru, “IASCC properties andTechnol., vol.45, No.5, pp.452-458, 2008.

mechanical behavior of stainless steels（20） 根本義之，三輪幸夫，辻宏和，塚田隆，“ イirradiated up to 73dpa,”13th EDM, CNS,

オン照射したステンレス鋼腐食挙動の原子間力顕微鏡による評価 ”，日本 AEM 学会誌 ，vol. 11, no. 4, pp.242-248, 12 2003.

2007.
（30） H. Nishioka, K. Fukuya, K. Fujii and T.
Torimaru, “IASCC Initiation in Highly（21） Y. Murase, N. Yamamoto and T. Shinohara,

Irradiated Stainless Steels under Uniaxial“In-Beam Stress Corrosion Tests for Welded

Constant Load Conditions, ”J. Nucl. Sci.
Technol., vol. 45, No. 10, pp.1072-1077, 2008.

308 Stainless Steel in Pure Water at 473K,”
Materials Transactions, vol. 55, no. 9, pp.14451450, 2014.
（22） K. Fukuya, K. Fujii, M. Nishioka and Y.
Kitsunai,“Evolution of Microstructure andMicrochemistry in Cold-worked 316 StainlessSteels under PWR Irradiation,”Journal of
Nuclear Science and Technology, vol.43, pp.159173, 2006.
（23） 寺 地 巧， 山 田 卓 陽， 宮 本 友 樹， 有 岡 孝 司，
“PWSCC 発生への粒界酸化の役割検討 - 材
料組成および応力の影響 -”，INSS JOURNAL,
vol. 18, pp.137-151, 2011.
（24） M. Kamaya, Y. Kawamura, T. Kitamura,“Three-dimensional local stress analysis on
grain boundaries in polycrystalline material,”
Int. J. Solids Struct. Vol.44, p.3267, 2007.
（25） 村上健太，藤本浩二，小林高揚，崎間公久，
岩井兵夫，関村直人，“ イオン照射した 316 ス
テンレス鋼の PWR 溶存水素に対する腐食挙

日本原子力学会「2012 年秋の大会」予稿 ，動 ”，
J37，2012.
（26） 寺 地 巧， 有 岡 孝 司，“ 高 温 水 環 境 下 に お け
る SUS316 の皮膜に及ぼす水化学環境と材料
中 Cr 濃 度 の 影 響 ”，INSS JOURNAL, vol. 11,
pp.153-160, 2004.
（27） 三浦照光，藤井克彦，福谷耕司，“ 超微小引張試験による中性子照射ステンレス鋼の粒界破壊特性の評価－バッフルフォーマボルト材とフラックスシンブルチューブ材の比較－ ”，（31） 三浦照光，藤井克彦，福谷耕司，“ 中性子照射ステンレス鋼の粒界酸化部の破壊特性の評
価 ”，INSS JOURNAL, vol. 25, 2018, NT-5.

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-9

187

SUS630 の高温水中 SCC 挙動に及ぼす長時間熱時効の影響
The effect of long-term thermal aging on SCC of SUS630 in high-temperature water
山田

卓陽（Takuyo Yamada）＊1

寺地

岡本

マキエ（Makie Okamoto）＊3

有岡巧（Takumi Terachi）＊2
孝司（Koji Arioka）＊1

要約
SUS630 の PWR1 次冷却材模擬水中の SCC 挙動については，熱時効の影響がない場合，比較的高靱性の H1100 と H1150 は，試験温度 290℃以下であれば高応力（K=30 MPa √ m）条件であっても SCC 進展は生じないが，400℃と 350℃で 10,000 時間までの熱時効により硬化し，SCC進展を生じるようになり，時間とともに SCC 進展速度が増加することをこれまでの研究で明らかにした．本研究では，長時間熱時効および温度の影響を調べることを目的に，より低温の 320℃を加えて，20,000 時間までの熱時効材について SCC 進展を調べ，またその硬化因子である Cu-rich
相の析出，G 相の生成，スピノーダル分解と熱時効硬化，SCC 挙動の関係について検討した． 
その結果，比較的高靱性の H1100 と H1150 は，320℃ 10,000 時間以上の長時間の熱時効により硬化し，また SCC 進展速度は増加し始める．この熱時効硬化は，主として熱時効により生成した数
nm サイズの Cu-rich 相と隣接して生成する G 相によるものと考えられた．スピノーダル分解は，
この熱時効条件では顕著ではなく，硬さおよび SCC 進展への寄与は少ないことが示唆された．
キーワード

SUS630，17-4PH ステンレス鋼，熱時効，高温水中応力腐食割れ（SCC），SCC 進展速度，
軽水炉

Abstract
According to our previous report, in unaged H1100 and H1150（better toughness
and lower hardness materials）,no SCC growth was observed in simulated PWR primary waterat 290℃, which contained 500 ppm B, 2 ppm Li, and dissolved hydrogen（30cc STP H2/kgH2O）, even for the high applied stress condition（K=30 MPa m1/2）. On the other hand, afterthermal aging at 350 and 400℃ for up to 10,000h of H1100 and H1150, the SCC growth rate andthe hardness increased with aging. This study was investigated about the effect of long-term
thermal aging and aging temperature on SCC of SUS630 in high-temperature water using alower aging temperature of 320℃ for time periods up to 20,000h. The microstructural changes
with aging, such as Cu-rich phase, G phase and Spinodal decomposition were also investigated.
And then, correlations between the microstructural changes, hardness and SCC behavior were
evaluated.
As a result, after thermal aging at 320℃ from 10,000h of H1100 and H1150, it is confirmedthat the SCC growth rate and the hardness significantly increased with aging. In the caseof H1150（320℃ x 10,000h）material, the fine Cu-rich phase and G phase were confirmed byatom probe tomography analysis. And the Spinodal decomposition was not significant was also
confirmed. These results suggested that the fine Cu-rich phase and G phase affected to the age
hardening and SCC behavior. On the other hand, Spinodal decomposition was not dominant forage hardening and SCC behavior in the case of H1150（320℃ x 10,000h）
material.
Keywords

SUS630, 17-4 PH stainless steel, thermal aging, stress corrosion cracking（SCC）
in high-temperature water, 
SCC growth rate, light water reactor

1. は
 じめに
SUS630（17-4 PH ステンレス鋼）は，基本成分＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊ 2 元（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊ 3 元（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

が 17%Cr-4%Ni-4%Cu のマルテンサイト系析出硬化型ステンレス鋼であり，1020 〜 1060℃の固溶化熱
処理後に析出硬化熱処理を施し，Cu-rich 相などの
現 関西電力（株）
現（株）神戸工業試験場

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188

微細な第２相粒子を析出させることで，高強度と高観察されず，良好な耐 SCC 性を示した（7）．しかし，硬度を得る材料である（1）．日本工業規格（Japanese

400℃と 350℃で 10,000 時間までの熱時効により硬Industrial Standards , JIS） で は 硬 度 を 重 視 す る

化し，SCC 進展を生じるようになり，時間ととも

H900 か ら 高 靱 性 を 重 視 す る H1150 ま で ４ 段 階 のに SCC 進展速度が増加すること，またその硬化は

析出硬化熱処理，即ち H900（470 〜 490℃ / 空冷），

数 nm サイズの微細な Cu-rich 相の析出，G 相の生H1025（540 〜 560 ℃ / 空 冷 ），H1075（570 〜 590 ℃

成，スピノーダル分解など複数の硬化因子によるこ/ 空冷），H1150（610 〜 630℃ / 空冷）が規定されて（9）．このように加速熱時効とについて報告した（8）いる（2）．海外の鉄鋼メーカ（AK-steel）では，こ条件による評価から，熱時効による硬化と SCC 進

れに加え H925，H1100 などさらに細かく規定され展速度の増加を確認したが，同材は複数の硬化因子（3）．この H900 〜 H1150 は析出硬化熱処理記により硬化することから，各々の析出物の硬化及号であり，例えば 1150 は熱処理温度の摂氏 621℃をび SCC への寄与については未だ不明確である．ス

華氏に換算した時の温度に相当する．この鋼種はピノーダル分解と G 相の析出は，ステンレス鋳鋼の耐食性と高強度を兼ね備えていることから，軽水

フェライト相においても報告されているが，それら炉においても高強度が求められる弁棒等に用いらの材料は 400℃で 10,000 時間を超える長時間熱時効れている．SUS630 の軽水炉での実機損傷事例につ後も，PWR １次冷却材模擬環境下で優れた耐 SCC

いて，Olender らがとりまとめた報告によると，析

性を示すことが報告されており（10），スピノーダル

出硬化熱処理条件によって応力腐食割れ（stress

分解と G 相の析出およびそれによる硬化が，単純にcorrosion cracking, SCC）の発生時期が異なること，

SCC 進展速度の増加因子とはならない場合がある．

推奨される析出硬化熱処理条件は，より靱性に有利

そこで本研究では，より低温，長時間（320℃，

ている

（4）

な H1050以上であることを報告している ．加えて，350℃，400℃で最長 20,000 時間まで）の熱時効材で熱時効により SCC 感受性が増加すること，どのよの SCC 進展試験を実施し，熱時効による硬さ変化

うな熱処理条件においても，推奨される使用温度はとの関連性を検討するとともに，ミクロ組織評価に

316℃以下であることなどを報告している．一般に，より各種硬化因子と SCC 挙動の関係について検討

硬化は SCC に関係するが，SUS630 は 300 〜 450 ℃した．

の温度で長期間時効すると硬化が生じる場合がある（5）．実験室における応力腐食割れ挙動評価について

は，Tsubota らが BWR（boiling water reactor）の酸素を含む環境（normal water chemistry, NWC）
条件で，SUS630 を含む様々な高強度ステンレス鋼

2. 実
 験方法
2.1 供
 試材

の SCC 感受性をすきま付定ひずみ曲げ（creviced

供試材は，市販の SUS630 で図１（b）に示すようbent beam, CBB）試験法により調査し，ビッカー

な直径 100 mm の棒鋼に 1038℃の固溶化熱処理後ス硬さ 340 以上で SCC 感受性が増加することを報

急冷の後，４種類の析出硬化熱処理 H900（500℃（6）．一方で，PWR（pressurized water

×７時間 / 空冷），H1025（550℃×７時間／空冷），

reactor）の１次冷却材環境下でこの鋼種の SCC 挙

H1100（600℃× 6.5 時間／空冷），H1150（620℃×動を報告した例はほとんどなく，また熱時効の SCC

６時間／空冷）を施した．H900 については，470 〜

に対する影響についてはよくわかっていない．

490℃／空冷の JIS 規格から 500℃／空冷の熱処理条告している

そ こ で 著 者 ら は PWR １ 次 冷 却 材 模 擬 水 中 の件へ変更した．H1025，H1150 については，JIS 規格

SUS630 の SCC 挙動について，長期間の熱時効によに規定されている析出硬化熱処理条件を満足した．

る影響評価に 2016 年頃から取り組んできた．これ

H1100 は JIS 規格にはないが，海外での使用実績（3）までの結果から，熱時効の影響がない場合，より高（4）硬度の H900 と H1025 は，試験温度 290℃と 320℃で，

析出硬化熱処理条件と機械試験結果を表２に示し

高応力（K=30 MPa √ m）条件下であれば，SCCた．全ての析出硬化熱処理条件で，強度は JIS ある

進展が確認された．一方で，比較的高靱性の H1100

いは海外規格を満足した．これらの４種類の析出硬と H1150 は，試験温度 290℃以下であれば，高応化熱処理材に熱時効処理を施し，硬化と SCC 挙動

力（K=30 MPa √ m）条件であっても SCC 進展がに及ぼす熱時効の影響を評価した．熱時効温度は，を考慮し選定した．供試材の化学組成を表１に，

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189

320℃，350℃と 400℃の３条件で最長 20,000 時間とした．これらの供試材から，図１（a）に示した 0.5 イ
ンチ厚さの CT（compact tension）試験片を，同図（c）に示した方位で採取し，SCC 進展試験に供した．
また，硬さ試験片は，同図（c）に示したように軸方
向断面で採取した．

図１
表１
C

Si

Mn

Spec.

≤ 0.07≤ 1.00≤ 1.00

分析値

0.05

0.26

0.84

析出硬化熱処理条件

供試材の化学組成（wt%）

P

S

Max 0.040 Max 0.030
0.034
表２

SUS630 素材寸法，CT 採取方位，硬さ方位

0.003

Cu

Ni

Cr

Nb

3.00-5.00

3.00-5.00

15.00-17.50

0.15-0.45

3.32

4.26

15.60

0.24

Fe
Bal.

供試材＊ 1 の機械的性質

試験温度 耐力（MPa） 引張強さ（MPa） 伸び（%） 絞り（%） 硬さHBW

硬さHV1

H900

500℃×７時間 , 空冷＊ 2

RT
RT
320℃

（1175）
1195
997（1310）
1333
1088

（10）
18
9

（40）
53
41

（375）
401

428

H1025

550℃×７時間 , 空冷

RT
RT
320℃

（1000）
1097
925（1070）
1134
974

（12）
19
12

（45）
58
50

（331）
352

384

H1100

600℃× 6.5 時間 , 空冷

RT
320℃

976
807

1041
854

21
13

60
57

331

349

H1150

620℃×６時間 , 空冷

RT
RT
320℃

（ 725）
1000
838（ 930）
1049
880

（16）
20
13

（50）
59
56

（277）
341

348

＊ 1 溶体化熱処理条件は，全て 1038℃ / 急冷
＊ 2 H900 は，470℃〜 490℃ / 空冷から 500℃×７時間 / 空冷へ変更（ ）内，JIS 規格値（全て下限値）

2.2

S CC 進展試験と試験後の評価

コープおよび走査型電子顕微鏡（scanning electron
microscopy, SEM）で破面観察し，破面形態と SCC

SCC 進展に及ぼす熱時効の影響評価には，比較進展深さを評価した．SCC 進展深さは，板厚方向

的高靱性材である H1100 および H1150 の熱時効材に 5 〜 10 点計測しその平均値とした．SCC 進展速
度 CGR（mm/sec） は，SCC 進 展 深 さ a（mm） をを用いた．
SCC 進展試験は標準的な PWR １次冷却材環境

試験時間 t（sec）で除して求めた．

を 模 擬 し 500 ppm B+2 ppm Li+30cc/kg-DH の 水

SCC 断面観察は，SEM 観察や電子線後方散乱回中で実施した．試験温度は 320℃とした．全ての荷折（electron back scattering diffraction, EBSD）

重条件は一定荷重とし，応力拡大係数の目標値は測定により評価した．EBSD 測定のステップサイズ

K=30MPa √ m とした．試験時間は 1,000h を目安とは，0.1 µm とした．SUS630 はマルテンサイト相として実施した．

微量のフェライト相およびオーステナイト相が含ま

SCC 進展試験終了後，酸化皮膜観察用に底面をれるが，α’ マルテンサイト相は炭素量によって bcc

約 1.6 mm 厚さで切断した．さらに SCC 断面観察用あるいは bct 構造になり（11），いずれも bcc フェライに断面を 3 mm 厚さで切断した．残りの試験片をト相と格子定数がほぼ同じであるため，EBSD では

大気中疲労試験機で開放し，デジタルマイクロス

分離が困難であった．そこで，EBSD 測定の解析相190

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はマルテンサイト相とオーステナイト相として計測差が大きくなり，1NN パラメータも大きくなるのした．本研究で使用した SUS630 は典型的なマルテで，これをスピノーダル分解の指標とした．

ンサイト相の組織を呈し，H900 と H1025 では 1% 未
満，H1100 と H1150 では数 % 〜 10％程度のオース
テナイト相を含む（7）．

2.3 硬
 さ
硬さに及ぼす熱時効の影響評価には，比較的高硬

3. 実
 験結果
3.1 S
 US630 の SCC 進展速度に
及ぼす熱時効の影響



図２に，H1150 の SCC 進展試験後の破面観察結果度である H900 および H1025，比較的高靱性材であを，320℃の熱時効時間毎に比較して示す．H1150

る H1100 および H1150 の４種類の熱時効材を用い（未時効）材は，疎らに SCC 破面が観察されるのみて比較した．

で，ほとんど SCC 進展は観察されなかった．320℃

硬さ試験片は，図１に示すように棒鋼の軸方向断で 3,000 時間の熱時効材では，疎らな SCC 破面が数面とした．析出硬化熱処理および熱時効による硬さ

か所確認され，320℃で 10,000 時間の熱時効材では変化は，ビッカース硬さ（試験荷重１㎏）で５点計

板厚方向に連続的に SCC 破面が観察された．320℃

測し平均値で評価した．

で 20,000 時間の熱時効材では，955h で破断に至り，

2.4 微
 細組織観察

破面全面が SCC 破面を呈した．これらの結果から，320℃の熱時効においても，SCC 進展速度は熱時効
時間につれて増加することが確認された．

熱時効による微細組織の評価は，H1150 熱時効

図３に，H1100 の SCC 進展試験後の破面観察結（320℃× 10,000 時間）材を主な対象として，アト果を，320℃の熱時効時間毎に比較して示す．320℃

ム プ ロ ー ブ（Atom probe tomography, APT） 分

で 3,000 時間の熱時効材では，疎らな SCC 破面が数

析 を 行 っ た．APT 測 定 に は， 米 国 Imago 社（ 現か所確認され，320℃で 10,000 時間の熱時効材では

CAMECA 社）製の局所電極型３次元アトムプロー

板厚方向に連続的に SCC 破面が観察された．320℃

ブ（LEAP 3000X HR） を 用 い た． 測 定 は， レ ー

で 20,000 時間の熱時効材では，10,000 時間と同程度

ザーパルスモードで行った．測定条件は，試料温度の SCC 破面が観察され，H1150 に比べて遅い SCC

35K，レーザー出力 0.2nJ，パルス周波数 200kHz で進展が観察された．

ある．収集したデータは，専用ソフトウェア上で

H1100 と H1150 の 320℃，350℃，400℃の熱時効

元素の種類を決定し，Fe，Cr，Cu，Ni，Mn，Si，材の SCC 進展速度を，熱時効時間に対してプロッ

Mo，P，Nb，C の３次元像形成処理（測定したデー

トしたものを図４に示す．H1100 と H1150 の SCC

タからアトムマップを再構築するコンピュータ処

進展速度は，熱時効時間が長くなるにつれて増加す理）を行った．なお，３次元像形成処理においては，る傾向が確認され，また熱時効温度が高いほど早期

アトムマップの z 方向長さを最適化するために，電に SCC 進展速度が増加する熱時効温度依存性が確

解蒸発場（Evaporation Field）= 28.0V/nm とアト

認された．

ムマップの伸縮係数（Image Compression Factor）

比較のため示した赤澤らの BWR 条件での H1075= 1.65 を用いた．スピノーダル分解の程度を定量的の SCC 進展速度（13） では，総じて本研究の SCC 進に調べるために，第一近接分布解析法（12）を用いて展速度よりも遅い傾向であった．彼らの結果は，熱Cr 濃度の分布解析を実施した．また，解析におい時効時間が短いものが多いこともあり，これらのて Cu あるいは Ni, Mn, Si のクラスタは除外した領差を試験温度の違い（本研究 320℃に対して 288℃）域で実施した．第一近接分布解析法では，Cr につを含む水質の差とみるには判断材料が少ない．これ

いて第一近接間距離計算して頻度分布を求め，ランについては今後の検証が望まれる．

ダム配置を仮定した分布と差をとった．第一近接分

本 研 究 に お け る 1.0 × 10-8 mm/sec 以 下 の SCC

布解析法ではこの差の積分値で 1NN（1st nearest

進展速度を示す材料条件では，SCC 破面が均一でneighbor）パラメータの値が定義される．スピノー

はなく疎らな SCC を呈したものである． 一方で，

ダル分解が進行すると，頻度分布とランダム分布のH1150 熱時効（320℃× 10,000 時間）材では，1.7 ×

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191

10-7 mm/sec 程度の SCC 進展速度が得られ，SCC 破面も板厚方向に均一であった．H1150 熱時効（320℃
× 10,000 時間）材の SCC 断面観察結果を図５に示
した．図中
（a）
は光学顕微鏡による観察結果，（b）
はSEM/EBSD による逆曲点図（Inverse pore figure,IPF）とイメージクオリティ（Image quality, IQ）
を重ねて示した．図５（b）中黒く見える部分が SCC
亀裂で，SCC は主として旧オーステナイトの粒内を進展し，またマルテンサイト相のラス状組織に対しては，直交方向のものが多い傾向がある．また，
図５（a）の予亀裂は亀裂進展方向に対して直線的に進展しているが，SCC 亀裂では断続的に進展して

図４

H1100とH1150のSCC 進展速度と熱時効時間の関係⬅：H1150 熱時効（320℃× 10,000 時間）材

図５

 1150 熱時効（320℃× 10,000 時間）材の SCC 断面
H
観察結果（320℃ , 500ppm B + 2ppmLi+30cc/kgDH, K=30MPa √ m）

いた．これらの SCC 進展経路の特徴は，H1025（未時効）材の 270℃での SCC 断面観察結果（8） と類似していた．以上の結果から，
SCC 進展経路について，
明瞭な熱時効の影響は確認されなかった．

図２

320℃熱時効 H1150 の SCC 進展の熱時効時間による変化（320℃ , 500ppm B + 2ppm Li + 30cc/kgDH, K=30MPa √ m）

3.2 S
 US630 の硬さに及ぼす
熱時効の影響

図６に，硬さと熱時効時間の関係を示す．H900，
H1025，H1100，H1150 は，未時効の時点で H900 ＞
図3

3 20℃熱時効 H1100 の SCC 進展の熱時効時間による変化（320℃ , 500ppm B + 2ppm Li + 30cc/kg-DH,
K=30MPa √ m）

H1025 ＞ H1100 ＞ H1150 の順に硬くなった．その後の熱時効によりそれぞれ熱時効時間が長くなるにつれて硬化する傾向が確認され，また 400℃＞ 350℃

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192

＞ 320℃の順に早期に硬化し，熱時効温度依存性がて硬化している．したがって，H1150 熱時効（320℃

確認された．比較のため，Yrieix らの報告による

× 10,000 時間）材の SCC 進展速度の増加には，熱（5）H1100 の硬さ

（13）

，赤澤らの H1075 の硬さを同図

時効による微細組織変化や硬化が影響したことが示に示した．彼らの結果からも，熱時効による硬化の時間および熱時効温度依存性が確認され，類似の熱時効硬化が生じていることが示唆された．
図６（c）中矢印で示したように，明瞭な SCC 進展が認められ亀裂の詳細観察を行った H1150 熱時効

唆される．

3.3 H
 1150 熱時効（320℃×10,000 時間）材の微細組織（320℃× 10,000 時間）材では，硬さが HV1=384 で図 ７ に，H1150 の 熱 時 効（320 ℃ × 10,000 時 間 ）あり，H1150（未時効）材の硬さ HV1=348 に比べ材の APT 分析によるアトムマップを示す．まず，Cu, Ni, Mn, Si マップ中に代表例を矢印で示したよ
うに，Cu の濃縮した大きさの異なる２種類の微細析出物が観察された．一つ目は 10 〜 30nm 程度の比
較的大きな Cu-rich 相（図中１，２）であり，同じ位置に Ni と Mn の濃化が観察されるが，Si の濃化は観察されなかった．類似の析出物は H1150（未時効）材でも観察されたので，これらの析出相（以降PH Cu-rich 相と呼ぶ）は析出硬化熱処理によって生成したものと考えられる．２つ目は，Cu マップ
中で数 nm サイズの比較的小さな Cu-rich 相（図中３他，さらに微細なもの）である．この数 nm サイズの Cu-rich 相は，H1150（未時効）材では観察されていないため，320℃の熱時効によって新たに生成することが示唆された．このような数 nm サイズの Cu-rich 相（以降 AH Cu-rich 相と呼ぶ）の生成は，
H1150 熱時効（400℃× 3,000 時間）材（8），H1150 熱
時効（400℃× 10,000 時間）材（9）でも観察されており，320℃の熱時効においても 400℃と類似の熱時
効組織が生じたものと考えられる．
400℃の 3,000 時間以上の熱時効材では，さらにPH Cu-rich 相と AH Cu-rich 相の近傍などで 10nm
サイズの G 相（Ni, Mn, Si）の生成が観察されてい（9）．図７の Si の元素マップで数 nm サイズのる（8）微細な濃化が観察されるので，サイズは異なるものの H1150 熱時効（320℃× 10,000 時間）材でも G相の生成が示唆されるが，G 相の生成位置についてはこのマップでは不明瞭である．そこで Cu-rich
相と G 相（Ni, Mn, Si）の位置関係を検討するために，図７中 Cu マップで（a）と（b）で示した領域内に，3nm φ× 25nm 柱状領域を抽出し，矢印の方向
へ一次元の濃度プロファイルを評価し図８に示した．図８（a）は，PH Cu-rich 相からマトリクスへと抽出したものである．PH Cu-rich 相内には，Ni と図６

 1100 と H1150 の硬さと熱時効時間の関係
H⬅：H1150 熱時効（320℃× 10,000 時間）材Mn もわずかに含まれるが Si はほとんど含まれていない．またその濃度ピークは析出相の外側近傍に存INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-9

193

在する．Mn のピーク位置で「ずれ」があるが，Ni

時効での 1NN パラメータは 0.059 でありスピノーダのピークとほぼ同じ位置で Si の濃化が観察された．

ル分解の進行は顕著ではなかった．比較のため示

これらの結果から PH Cu-rich 相に隣接して G 相析したように，400℃で熱時効したステンレス鋳鋼の出の前駆段階である Ni, Mn, Si のクラスタリングがフェライト相での 1NN パラメータはさらに大きな生じていることが示唆される．

値を示すので，H1150 のスピノーダル分解は，ステ

図８（b）は，AH Cu-rich 相 と G 相 を 含 む よ う に
3nm φ× 25nm 柱状領域を抽出したものである．Ni

ンレス鋳鋼のフェライト相に比べてスピノーダル分解が顕著ではないものと考えられる．

濃度プロファイルに３つの濃化ピークが観察され，ほぼ同じ位置に Mn と Cu の濃化の最大値も位置していた．このことは，熱時効により生成した数 nm
サイズの AH Cu-rich 相は Cu，Ni，Mn が同時に濃化を生じて生成したことを示唆する．また Si の濃化のピークは Cu，Ni，Mn の濃化のピークと少しずれた位置に生じており，AH Cu-rich 相と G 相は隣接して生成することが示唆された．
図７の Cr のマップからは，明瞭な濃度変調は観察されなかった．一方で H1150熱時効（400℃×3,000時間）材，H1150 熱時効（400℃× 10,000 時間）材では，
スピノーダル分解による Cr 濃度の変調が観察されている（8）ので，第一近接分布解析法（12）を用いて，Cr 濃度の分布解析を実施し，得られた1NN パラメー
タを比較した．図９に 1NN パラメータの熱時効依存性を示した．H1150 は，400℃の熱時効で 1NN パ
ラメータが次第に増加するが，320℃で 10,000 時間

図８

 1150 熱 時 効（320 ℃×10,000 時 間 ） 材の１次 元 濃H
度プロファイル（a）（b）は，図７（a）と（b）領 域に対 応

図９

図７

H1150 熱時効（320℃×10,000 時間）材のアトムマップ

H1150 の 1NN の熱時効依存性
⬅：H1150 熱時効（320℃× 10,000 時間）材

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194

4. 考
 察
4.1 SUS630 の SCC 進展速度と硬さの関係
熱時効による硬化と SCC 進展速度の関係を見るために，熱処理により硬さを変化させた SUS630の SCC 進 展 速 度 と 硬 さ の 関 係 を 図 10 に 示 し た．
SUS630 の硬さは析出硬化熱処理およびその後の熱時効により硬化するが，いずれも材料の硬さが速いもので 2.0 × 10-6 mm/sec から遅いもので 1.0 ×
10-8 mm/sec と概ね二けた程度の差異がみられる．
このことから，熱時効による SCC 進展速度の増加
が，単に硬さの増加だけで説明できるものではな
く，
熱時効による微細組織変化の硬化への影響度と，SCC 挙動への影響度が異なることが示唆される．

4.2 熱
 時効硬化因子と SCC 進展速度増加因子

HV1=380 以上に硬化すると SCC 進展速度が増加し320℃，350℃，400℃の熱時効により SUS630 はた．この結果は，種々のマルテンサイト系ステン

硬化し，また SCC 進展が増加する傾向が確認され

レ ス 鋼（403，420J1，431，630，CW304 な ど ） のた．熱時効硬化因子としては，マルテンサイト相中

BWR（NWC）環境下の SCC 感受性が材料のビッにおいても 400℃で 5,000 時間の熱時効でスピノー

カース硬さ 340 以上で増加するとした Tsubota ら

ダル分解と G 相の析出が生じることが，Murayama（6）と 類 似 の 傾 向 で あ っ た． 本 研 究 結 果 は，らから報告されており（14），本研究でも前報にて

Tsubota らの結果とは環境条件や試験手法が異なる

H1150 の 400℃で 3,000 時間以上の熱時効条件では，ため単純な比較はできないが，材料の硬さの増加

APT 分析によりこのスピノーダル分解と G 相の生が SCC 挙動に影響するという観点で共通点がある．

成を確認するとともに，微細な AH Cu-rich 相の生

SCC 進展速度（あるいは SCC 感受性）を増加させ（9）．図７と８に示したよう成を確認し報告した（8）る硬さの閾値についても，Tsubota らのビッカースに，本研究からさらに低温の 320℃熱時効でも数硬さ 340 に対して，本研究の 380 は若干硬いものの，

nm サイズの AH Cu-rich 相が生成すること，またそれほど大きな差はない．この鋼種の PWR １次冷

隣接して G 相が生成することが確認された．一方

却材環境下の SCC 挙動と，BWR（NWC）環境下

で，320℃で 10,000 時間の熱時効条件では，スピノーの SCC 挙動の間には，メカニズムの共通部分があダル分解の進行は顕著ではなく，この熱時効条件のることが示唆される．現状，高温水中の SUS630 の主たる硬化因子は数 nm サイズの AH Cu-rich 相と G

SCC メカニズムは明確ではないが，工学的には，相の生成によるものと考えられた．

結果

このような硬さの変化を基準に保守の目安を得ることも考えられる．

図 ４ に 矢 印 で 示 し た よ う に，H1150（320 ℃ ×
10,000 時間）熱時効材で SCC 進展速度の増加は観察

一方で見方を変えると，図 10 の赤点線枠で囲っされている．前述のように，この熱時効条件での主た範囲のように，ビッカース硬さが HV1=380 を超な析出反応は数 nm サイズの AH Cu-rich 相が生成

えて硬化した材料条件でも，その SCC 進展速度はすること，また隣接して G 相が生成することであった． こ れ ら の 観 察 結 果 か ら， 数 nm サ イ ズ の AH
Cu-rich 相と隣接した G 相の生成，またそれらによる硬さの増加は，SCC 進展速度の増加に寄与したものと考えられる．一方でこの熱時効条件では，ス
ピノーダル分解が顕著でなくても SCC 進展の増加が確認されたことから，スピノーダル分解の SCCへの寄与が少ない可能性が示唆される．
図６に硬さと熱時効時間の関係を示したように，
H1100 と H1150 は，400℃で 10,000 時間まで熱時効
すると，HV1=430 程度まで硬化した．熱時効によ

図 10

 US630 の SCC 進展速度と硬さの関係
S（320℃ , 500ppm B + 2ppm Li + 30cc/kg-DH,

K=30MPa √ m）
⬅：H1150 熱時効（320℃× 10,000 時間）材る 硬 化 は H900 と H1025 に つ い て も 観 察 さ れ る ため，熱時効による硬化の程度を比較するために増分硬さを熱時効に対してプロットし図 11 に示した．
また，Yrieix らの報告による H1100 の硬さ（5），赤INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-9

195

澤らの H1075 の硬さ（13） から熱時効材の増分硬さる．ただし，Cu-rich 相についても SCC への寄与にを算出し同図に示した．H900 の増分硬さがその他の材料条件に比べて若干少なく ΔHV1 ＝ 60 程度でついては明確ではないので，今後の検証が望まれる．

あった．それ以外の材料は析出硬化熱処理条件にへの寄与，SCC 挙動への寄与については，材料のかかわらず 400℃の 10,000 時間の熱時効により概ね
ΔHV1 ＝ 80 〜 90 程度まで硬化した．図４に示した

強度と耐食性とのバランスの観点で重要である．今析出硬化型ステンレス鋼の各種析出反応とその硬さ後さらなるデータの蓄積と検証が望まれる．

ように，400℃の 10,000 時間の熱時効条件では，3.3〜 3.8 × 10-5 mm/sec まで SCC 進展速度が増加するとともに，スピノーダル分解による Cr 濃度の変調，G 相の生成に加えて，数 nm サイズの AH Cu-rich 相も確認している（9）．これらの析出相の生成により，
H1150 熱時効（400℃× 10,000 時間）材は HV1=430まで熱時効硬化し，SCC 進展速度が増加したものと考えられる．図９に示したように，400℃の 10,000
時間の熱時効条件では，スピノーダル分解による
Cr 濃度の変調も増加しているので，スピノーダル
分解の全進行過程で SCC への寄与が少ないとは言い切れない．いずれにせよ，各々析出物の硬さやSCC 挙動への寄与度については，その析出相の性
質，大きさ，析出量，析出相間の相互作用などにも影響されることが想定されるので，今後のさらなる検討による検証が望まれる．
本研究から，熱時効硬化因子が徐々に明らかになってきたので，熱時効脆化抑制と SCC 抑制のための材料条件について考察する．Yrieix らは，Cr濃度を 13 〜 17% 変化させた析出硬化型ステンレス
鋼で熱時効後の硬化を比較した場合，Cr 濃度が低い方が熱時効後の硬化量が小さくなることを報告している（5）．この結果から，スピノーダル分解による硬化や脆化を抑制するには，材料中の Cr 濃度の低減が一つの選択肢と考えられる．一方で一般的な耐食性改善のためには，材料中の Cr 濃度を増加させた方が有利と考えられること，本研究結果ではス
ピノーダル分解の SCC への寄与が少ない可能性が示唆されたことから，Cr 濃度の低減は SCC 改善のためには得策ではない可能性がある．次に，G 相の生成量は Ni,Mn,Si の低減により抑制されるので，関連元素を低減すれば硬化と脆化の抑制が期待される．ただし，G 相の SCC への寄与については明確ではないので，今後の検証が望まれる．Cu-rich 相は，
SUS630 の第２相粒子として強度と硬度を制御するために添加されている元素のため，SUS630 を使用
する限り Cu を添加しない選択肢はないが，熱時効後の AH Cu-rich 相の抑制には，Cu の添加量とその後の熱処理の最適化が現実的な対応として考えられ

図 11

増分ビッカース硬さと熱時効時間の関係
⬅：H1150 熱時効（320℃× 10,000 時間）材

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-9

196

5. ま
 とめ
SUS630 の PWR １次冷却材を模擬した 320℃の高of Degradation of Materials in Nuclear
Power Systems Water Reactor, pp.9-66-75,（1990）．

温水中での SCC 進展挙動に及ぼす長時間熱時効の（7） 山田卓陽，寺地巧，岡本マキエ，有岡孝司，

影響を，320℃，350℃，400℃で最長 20,000 時間の“SUS630 の高温水中の SCC 進展挙動 ”，INSS

熱時効材で，SCC 進展試験により評価した．また，

JOURNAL Vol.24, pp.101-108,（2017）．

硬さと微細組織を調べ，その関連性を検討した結果，（8） 山 田 卓 陽， 寺 地 巧， 岡 本 マ キ エ， 有 岡 孝

以下の知見を得た．
比較的高靱性の H1100 と H1150 は，320℃ 10,000

司，“SUS630 の高温水中の SCC 進展挙動（第２ 報 ）- 熱 時 効， 温 度， 応 力 の 影 響 ”，INSS

時間以上の長時間の熱時効により熱時効硬化し，まJOURNAL Vol.25, pp.91-101,（2018）．

た SCC 進展速度は増加し始める．この熱時効条件（9） 山田卓陽，寺地巧，岡本マキエ，有岡孝司，

での硬化は，主として熱時効により生成した数 nm“ 高温水中 SUS630 の SCC 進展挙動に及ぼすサイズの Cu-rich 相と隣接して生成する G 相による長時間熱時効の影響ものと考えられた．スピノーダル分解は，この熱時らの検討 ”，日本原子力学会 2019 年春の年会

効条件では顕著ではなく，硬さおよび SCC 進展へ

1M05.

の寄与は少ないものと考えられた．

6. 謝
 辞

硬さと微細組織変化か（10） T. Yamada, T. Terachi, T. Miyamoto and K.
Arioka, International Congress on Advancesin Nuclear Power Plants, ICAPP 2017, 17432,（2017）．

本研究を遂行するにあたり，各種実験準備や腐食（11） 牧正志，“ 鉄鋼の相変態―マルテンサイト変試験等の実施にあたっては，（株）
原子力安全システ

態編Ⅰ―鉄合金のマルテンサイト変態の特徴

ム研究所 材料グループ 村上公治氏，黒崎登氏に

―”，
まてりあ，
p.557, 第 54 巻，第 11 号 ,（2015）．

よる多大な協力があった．この場を借りて謝意を表（12） M. Kato, Acta Met., 29（1981）79.

します．

（13） 赤澤 弾，三浦靖史，加古謙司，新井 拓，“BWR参 考文献（1） ステンレス鋼便覧，日刊工業新聞社，p.642,（1976）．

環境中における SUS630 の SCC き裂進展速度に及ぼす熱時効の影響 ”，第 66 回材料と環境討論会（2019）D-104.
（14） M.Murayama, Y. Katayama and K. Hono,“Microstructural evolution in a 17-4 PH（2） JIS G 4303（2005），“ ステンレス鋼棒 ”，JIS

stainless steel after Aging at 400℃ ”, Metall.

ハンドブック，鉄鋼Ⅰ，p.1099,（2007）．

Mater. Trans. A. Vol. 30A, pp.345-353,（3） 17-4PH Stainless steel, Products Data Sheet,
AK Steel,（2007）．
（4） A ． O l e n d e r , J G o r m a n , C . M a r k s , G .
Ilevbare, “Recent Operating Experience
Issues with 17-4PH in LWRs”, Fontevraud 8,（2014）．
（5） B. Yrieix, M. Guttmann, “Aging between 300
and 450℃ of wrought martensitic 13-17 wt%
Cr stainless steels”, Materials Science andTechnology, 9, pp.125-134,（1993）．
（6） M. Tsubota, K. Hattori, T. Kaneko, T. Okada,“Effect of Tempering Temperature on SCC
Susceptibility of Martensitic Stainless Steels
in High Temperature Water”, 4th Int. Conf.

（1999）．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-10

197

エルボ管テーパ部の軸方向欠陥に対する
超音波探傷試験条件の検討（第２報）
Study on Ultrasonic Testing Conditions for an Axial Flaw in a Taper of Pipe
Elbow on Weld Piping（II）
市来隆一（Ryuichi Ichiki）＊1
西川

堤田

正一（Shoichi Tsutsumida）＊2

嘉人（Yoshito Nishikawa）＊1

要約
加圧水型原子炉（PWR）の１次冷却材管等に使用されている鋳造ステンレス鋼は，その柱状晶組織により超音波の減衰が大きいため配管外面からの超音波探傷試験は困難であるとされていた．INSS は大型２振動子探触子およびこれを用いた実機適用可能な自動超音波探傷システムを開発した．しかし，この探触子では，走査することができないエルボ管テーパ部の配管内面にある軸方向欠陥を探傷できない．本報では，エルボ管テーパ部の配管内面にある軸方向欠陥に対して，探触子の走査可能な位置から超音波を斜めに入射して欠陥からのエコーの識別性を高める条件を超音波探傷シミュレーションにより検討した．その結果，探触子を欠陥方向に向ける
Probe-skew 探傷が適しており，超音波を欠陥方向に斜めに入射する角度であるスキュー角は 40°〜 60°で欠陥からの信号強度が高いことが分かった．
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，スキュー探傷

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 attenuation of ultrasonic waves caused by the material columnar structure.
A twin crystal transducer probe and an automatic ultrasonic testing system using the probe
were developed in INSS. This probe, however, cannot detect axial flaws on inner surfaces of thetapers of elbow pipes, as it cannot be scanned on outer surfaces of the tapers. In this paper theconditions to discern echoes from the axial flaws on inner surfaces of the tapers of pipe elbows
were studied in the case that ultrasonic waves were incident at an angle from the possible-toscan zone by ultrasonic testing simulation. As a result, it was found that the probe skew method
in which the probe faced the flaw was suitable and the skewed angle between 40 and 60 degrees,
which is the angle at which ultrasonic waves are obliquely incident in the flaw direction, had
high signal intensity from the flaw.
Keywords

ultrasonic testing, cast stainless steel, phased array, inaccessible zone, ultrasonic testing
simulation, skewed beam method

1. は
 じめに

を有するが，製造時の冷却過程において非常に大きな柱状晶が成長する．その柱状晶組織により超音波

加圧水型原子炉（PWR）の原子炉冷却材圧力バの減衰が大きく，超音波探傷試験は困難であるとさ

ウンダリを構成する１次冷却材管等の溶接部は，れていた．そこで，黒住らは，斜角探傷法による供用期間中検査において体積試験が要求されて大型２振動子探触子およびこれを用いた１次冷却

（1）

おり

，手法として超音波探傷試験が用いられる．

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，優れた耐食性，溶接性＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所＊ 2 非破壊検査（株）

技術システム研究所

材管の検査に適用可能な自動探傷システムを開発した（2）〜（9）．
図１にテーパのある配管溶接部の体積試験範囲（1）INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-10

198

乱波と欠陥端部に生じる回折波（端部エコー）に着

10mm

探触子

目し，軸方向欠陥の欠陥面に対して探触子の走査可

軸方向

B

A

板
厚
方
向

能な位置から超音波を斜めに入射して探傷（以下

テーパ部

スキュー探傷という）する技術の開発を行ってき

溶接止端部

た．これまでに，超音波探傷シミュレーションではC

D

その可能性を見出すことができたが，鋳造ステンレ

内面
最接近距離
：体積試験範囲（A-B-C-D）

図１

ス鋼試験体を用いた探傷試験では，ノイズに対して欠陥からのエコーの振幅は小さく，識別できなかった（12）．

テーパのある配管溶接部の体積試験範囲

本報では，走査不可範囲の配管内面にある軸方向の例を示す．体積試験範囲は図の A-B-C-D（赤線）

欠陥からのエコーの識別性を高める，スキュー探傷で囲まれた範囲で，軸方向に溶接止端部からそれぞでの最適な探触子の向きと，超音波を欠陥方向に斜れ 10 mm，板厚方向に配管外面から内面まで，周めに入射する角度であるスキュー角を，超音波探傷方向に全周の範囲である．

シミュレーションにより検討した．

エルボ管テーパ部など探触子を走査できない試験

2. 探
 傷条件の検討

範囲（走査不可範囲）の配管内面にある周方向欠陥
は，エルボ管と溶接で接続する直管側から探傷が可

2.1 定 義・原理能であり，前述の超音波探傷システムで探傷できる
（4）
（8）
（9）

ことが確認されている．一方，走査不可範囲

2.1.1 ス キュー探傷， Probe-skew 探傷

の配管内面にある軸方向欠陥は幾何学的に欠陥面に正対して探触子を配置することができず，従来の斜および Beam-skew 探傷

角探傷法では探傷することができない．このようなスキュー探傷とは，欠陥に正対して探触子を配置

構造上の幾何学的形状等の理由で検査が困難な箇所
（1）

（1）
（10）

，

できないとき，探触子の向きに関わらず，欠陥面にされており，事業

対して斜めから超音波を入射して行う探傷方法の総者は代替措置として評価等により健全性を確認して称と定義する．図２にスキュー探傷の概念を示す．

いる．しかし，原子力発電所の更なる安全性向上のスキュー探傷には探触子の向きが異なる二つの方法観点から検査が困難な箇所を低減し，残余のリスクが考えられ，（1）探触子の長手方向の中心線（以下を小さくすることが望ましい．

探触子の主軸という）を欠陥の中心に向けるようにの検査は免除されているが，記録を残し（11）

代替措置を講じることが要求

そこで，著者らは，欠陥面の凹凸により生じる散配置する Probe-skew 探傷と，
（2）探触子の主軸が軸方向欠陥
送信超音波ビームの中心軸
受信超音波ビームの中心軸
探触子の主軸探触子の主軸

スキュー角

送信
探触子

受信
探触子

受信
探触子

スキュー角

スキュー角
送信
探触子

管の周方向

探触子の主軸
管の周方向

管の周方向

管の周方向

管の軸方向

最接近距離

最接近距離

最接近距離

(a) 探触子の向き：周方向(b) 探触子の向き：軸方向(2) Beam-skew探傷(1) Probe-skew探傷
図２

スキュー探傷INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-10

管の周方向または軸方向となるよう探触子を配置す
る Beam-skew 探傷とである．どちらも各々の探触

199

2.2 こ
 れまでの研究課題

子位置から送受信する超音波の交点が欠陥開口部の探触子の走査不可範囲の配管内面にある軸方向欠中心で結ぶよう超音波を任意の位置に集束させるこ陥に対して走査可能な位置から超音波を斜めに入射とが可能なフェーズドアレイ技術を採用した．ここ

して探傷（スキュー探傷）する技術を開発するたで，探傷する接平面（探傷面）上で探触子の中心とめ，欠陥からの信号強度を高める条件を検討してき欠陥の中心を結ぶ線分と配管の周方向とが成す角をた．前報（12）では，周方向または軸方向探傷用としスキュー角と呼ぶ．

て開発したマトリクスアレイ探触子を用いて，前述の自動超音波探傷システムへの実装が容易な Beam-

2.1.2 フ ェーズドアレイ技術の原理

skew 探傷（探触子の向き：周方向）におけるスキュー
角を 30°と 80°として検討した．その結果，減衰のフェーズドアレイ技術は，複数の振動子を配列し無い等方均質材としたモデルでの超音波探傷シミュたアレイ探触子の各振動子の励振のタイミングを電レーションではスキュー探傷による欠陥検出の可能子的に制御し，各振動子から発生する超音波を合成性を見出すことができた．しかし，鋳造ステンレス

して，任意の方向で任意の焦点位置に超音波を集束鋼試験体を用いた探傷試験では，放電加工（electric

させることが可能な技術である．図３にフェーズド

discharge machining,：以下 EDM とする）スリッ

アレイ技術による超音波伝播方向と焦点位置の制御

トを識別できなかった．また，スキュー角が大きいの考え方を示す．図３（1）に示すように１次元に配80°では受信探触子の下を通過する送信波の一部が列した振動子の一端から順に一定時間間隔で励振す

直接受信探触子で受信されることにより生じたと考ることで，各振動子から発生する超音波の合成波はえられる大きなノイズ（以下回り込みによるノイズ

１個の斜角探触子から発生したように超音波を斜めという）が生じた．

に入射することが可能である．
次に図３
（2）
のように，

以上から，鋳造ステンレス鋼を対象とした探傷試

振動子の両端から順に励振することにより，超音波

験においては，欠陥からの信号強度を高め，回り込を集束させることもできる．さらに，図３（3）のよみによるノイズを低減することによって，欠陥からうに，これらを組み合わせることで超音波を斜めにのエコーの識別性を高める探傷条件を追究する必要

入射し，２次元の任意の位置に集束させることもでがあると考えた．

きる．これを拡張し，図３（4）のように２次元に配列した振動子をもつマトリクスアレイ探触子の振動
子の励振のタイミングを制御することによって，３

2.3 検 討目的と条件次元の任意の位置に超音波を集束させることが可能

走査不可範囲の配管内面にある軸方向欠陥に対しとなる．本検討では，超音波を３次元の任意の位置て，回り込みによるノイズを低減し，欠陥からのエで集束させることができるマトリクスアレイ探触子

コーの信号強度が高くなるような Probe-skew 探傷を用いた．

と Beam-skew 探傷におけるスキュー角を超音波探
傷シミュレーションにより調べた．
y

y
x

振動子の
励振信号

振動子

各振動子から発生する超音波

y
x

y
x

z
x

焦点

合成された
超音波の伝播方向(1) 超音波の斜め入射
図３(2) 超音波の集束(3) 組み合わせ(4) 2次元に配列

フェーズドアレイ技術による超音波伝播方向と焦点位置の制御

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-10200

2.3.1 P robe-skew 探傷とBeam-skew 探傷の比較

図２に示す各探傷方法の超音波ビームの中心軸の長さが超音波の伝搬距離（ビーム路程）であり，探表１

スキュー角が欠陥からのエコーに与える影響

超音波の 材料減衰のスキュー
欠陥面に 反射波の
伝搬距離
影響の
角
対する角度 戻り易さ
（路程） 受けにくさ
大

短い

大

平行に
近い

小

小

長い

小

垂直に
近い

大

触子の大きさ，探触子がテーパ部と干渉せずに欠陥に最接近できる距離（最接近距離）およびスキュー
角が同じであれば，Probe-skew 探傷に比べ Beamskew 探傷のビーム路程は短くなり，信号強度が高くなることが期待される．

程が長く材料減衰の影響が大きくなったためで，ままた，使用する送受信分割型探触子の各探触子は，たスキュー角 80°では欠陥面に対して超音波ビーム

探触子の主軸方向すなわち前後方向に長く左右方向が平行に近くなり受信探触子方向への反射が少なに短いため，Beam-skew 探傷では，探触子面を左かったためと考えられる．両者の間に最適な条件が右方向に傾けて超音波を送受信すると超音波の一部あると考え，スキュー角 40°から 65°の範囲を検討

が探傷面に到達する前にウェッジ（超音波ビームをすることとした．

所定の角度で屈折させるために振動子と試験体間に設置するくさび）の側面で遮断される．これにより信号強度が低下すると考えられる．さらに本検討で使用したマトリクスアレイ探触子は，前後方向で超音波を集束させるよう設計しており，左右方向への3. 超 音波探傷シミュレーション
3.1 解
 析方法

集束には適していない．また，
Beam-skew 探傷では，スキュー探傷による受信信号波形を得る超音波探

受信探触子の下を通過する送信波を減らし回り込み

傷シミュレーションを実施し，欠陥からのエコーのによるノイズを低減するために，小さいスキュー角

有無，エコーの最大振幅値およびノイズの大きさを

では主軸を周方向にした Beam-skew 探傷（周方向）各条件で比較・検討した．
超音波探傷シミュレーショ

にて，大きいスキュー角では主軸を軸方向とした

ンには，超音波伝播解析ソフト ComWAVE（13） を

Beam-skew 探傷（軸方向）にて検討した．

使用した．ComWAVE は８節点立方体要素による

Probe-skew 探傷では，探触子の前後方向に超音波を入射させるため，回り込みによるノイズの影響は小さいと考えられる．
以上から，Probe-skew 探傷が有利と考えたが，自動探傷システムへの実装が容易な Beam-skew 探
傷もシミュレーションで解析し，比較することとし３次元有限要素解析コードである．

3.2 解
 析条件
3.2.1 エ ルボ管テーパ部の形状と想定する欠陥の位置

た．
図４に軸方向欠陥のある配管溶接部の軸方向断面

2.3.2 ス キュー角を示す．探触子が走査できない試験範囲が最も広くなる溶接止端部からエルボ管テーパ部となる形状を表１にスキュー角が欠陥からのエコーに与える影想定した．最も路程が長くなるよう，走査できる位響を示す．スキュー角が大きいほど超音波の路程が置から欠陥が最も遠くになるエルボ管側体積試験範

短くなり材料減衰の影響を受けにくい．一方，ス

囲境界に欠陥開口部中心を想定した．

キュー角が小さいほど送受信超音波ビームの中心軸の欠陥面に対する角度が垂直に近づきエコーは（12）

戻りやすい．前報

3.2.2 探 傷条件ではスキュー角が 30°と 80°の Beam-skew 探傷による探傷試験を行い，EDM ス

前述のとおり，スキュー角は 40°〜 65°の範囲とリットを検出できなかったが，これは欠陥面に対しした．図５にウェッジの傾斜角と屋根角を示す．

て超音波ビームが垂直に近いスキュー角 30°では路

図５（1）に Probe-skew 探傷を，（2）に振動子面に傾き

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-10

3.2.3 解 析モデルと解析条件

探触子ホルダー
送信探触子

受信探触子

201

エルボ管テーパ部

モデル化した探触子は探傷方向に向かって左側を送信用，右側を受信用とした左右分割のマトリクス

エルボ部

直管部

アレイ探触子とし，表２にモデル化した探触子と

溶接止端部

板厚

ウェッジの仕様を示す．周波数は0.5 MHz，
波のモー

溶接部

（69mm）

ドは縦波とした．ウェッジの傾斜角と屋根角は探傷条件に合わせて設定した．また，ウェッジの底面は

内面

軸方向欠陥

最接近距離 10mm

軸方向

図４

配管表面に合わせた曲率を有する．表３にモデル化した配管の仕様を示す．モデルは外径 836 mm の配体積試験範囲管の一部とした．２種類の欠陥の形状はいずれも半配管溶接部の軸方向断面

楕円で，長さ 50 mm，深さ 14 mm（板厚の 20%），
間隙 0.5 mm とし，鋳造ステンレス鋼の疲労き裂をを設けた Beam-skew 探傷を示し，それぞれの探傷

模擬した欠陥面に凹凸があるモデル（以下疲労き裂

方法の（a）に探触子の前後方向断面への投影図を，（b）という）と放電加工スリットを模擬した欠陥面が平に探触子の左右方向断面への投影図を示す．Probe-

坦なモデル（以下平面スリットという）とした．疲

skew 探傷では，図５のように振動子面が超音波ビー

労き裂は，開放した鋳造ステンレス鋼の疲労き裂面

ムに垂直となるようウェッジの傾斜角と屋根角を設

を３次元形状計測器により計測して凹凸を数値化し定した．Beam-skew 探傷では，ウェッジの傾斜角モデル化したものである．表４にそれぞれの材料物と屋根角をともに０°と設定して解析した後，その性値として音速等の値を示す．各材料モデルは，ス

結果の中から欠陥からのエコーの振幅値が最大のもキュー角の最適位置を探るため減衰がない等方均質のについて振動子面に傾きを設けて解析を実施し材とした．

た．また，マトリクスアレイ探触子の焦点位置は欠陥開口部の中心に設定した．

図６に解析モデルの例を示す．図６（1）が Probeskew 探 傷（ ス キ ュ ー 角 45 °
） の モ デ ル，（2）がなお，回り込みによるノイズの低減効果を確認するために，スキュー角 80°についても解析した．

Beam-skew 探傷（周方向・スキュー角 45°）のモデルの例である．配管内面の欠陥と振動子の位置関係から，モデルの端面による超音波の伝播への影響が

振動子
ウェッジ

屋根角

傾斜角
材料

欠陥

超音波ビームの中心軸(a) 探触子の前後方向断面(b) 探触子の左右方向断面(1) Probe-skew探傷
屋根角

傾斜角

(a) 探触子の前後方向断面(b) 探触子の左右方向断面(2) Beam-skew探傷
図５

ウェッジの傾斜角と屋根角INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-10

202

表２

モデル化した探触子・ウェッジの仕様
項目

表３

仕様

周波数

モデル化した配管の仕様

項目

仕様

0.5 MHz

形状

波のモード

縦波

溶接部

なし

振動子数

64

厚さ

69 mm

振動子配列（前後×左右）

16 列×４列欠陥

振動子寸法（前後×左右）71.5 mm × 24.7 mm

疲労き裂および平面スリットの２種類
半楕円形状
長さ 50 mm，深さ 14 mm，間隙 0.5 mm
長手方向：軸方向，深さ方向：半径方向

探触子の個数

配管の一部

２個

ウェッジの寸法（前後×左右）

100 mm × 100 mm
表４

材料モデル

種別

探触子／ウェッジ
配管

材料物性値
密度（kg/m3）

減衰

3

3

1.15 × 10

1.05 × 103

なし

3

3

3

なし

縦波音速（m/s）

等方均質材

2.35 × 10

等方均質材

外径 836 mm

横波音速（m/s）
3.15 × 10

5.77 × 10

7.85 × 10

欠陥
欠陥
管の軸方向

管の軸方向

受信振動子
送信振動子

受信振動子

151mm

送信振動子

平面図

250mm
200mm

151mm

ウェッジ

ウェッジ

外面

外面

69mm

正面図
内面

69mm

配管

内面

配管

(1) Probe-skew探傷
スキュー角45°(2) Beam-skew探傷（周方向）
スキュー角45°
図６

解析条件

項目

内容

要素

８節点立方体

要素寸法

0.2mm

解析時間 送信振動子からは発信した超音波が，欠陥で反射し受信振動子に戻るのに十分な時間

1.0

0.5
振幅 (arb. unit)

表５

解析モデルの例

0.0

0

1

2

3

-0.5

-1.0

時間 (µs)

図７

送信波形

4

5

6

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-10ないことを確認した．

203

らのエコーの最大振幅値，横軸はスキュー角であ

表５に解析条件，図７に送信波形を示す．送信波

る．Probe-skew 探傷による疲労き裂からのエコー

形は送信振動子からの送信波形を模擬したパルス波の最大振幅値は，スキュー角 40°〜 65°でほぼ一定である．

であり，その値は Beam-skew 探傷より大きい．一方，Probe-skew 探傷による平面スリットからのエ

4. 解
 析結果

コーの最大振幅値は，スキュー角 40°〜 60°でほぼ一定であり，その値は他の角度の値より大きい．ま図８に Probe-skew 探傷で得られた受信信号波形

た，Beam-skew 探傷（周方向または軸方向）によの例を示す．縦軸は縦波に相当する体積ひずみの振る疲労き裂からのエコーの最大振幅値は，スキュー

幅，
横軸は送信波発信後の経過時間である．図８（1）

角 30 °〜 60 °で ほ ぼ 一 定 で あ っ た． 更 に，Probe-

はスキュー角 50°での，（2）はスキュー角 60°での受

skew 探傷による疲労き裂からのエコーの最大振幅

信信号波形であり，それぞれ（a）は疲労き裂を，（b）

値は，Beam-skew 探傷による疲労き裂の 1.5 倍以上，は平面スリットを欠陥とした場合の受信信号波形でProbe-skew 探傷による平面スリットの２倍以上とある．また，図９に Beam-skew 探傷で得られた受大きな値となった．

信信号波形の例を示す．スキュー角に応じて変化すBeam-skew 探傷（周方向）によるスキュー角 45°

る受信信号波形の入射点から欠陥開口部の中心まででの疲労き裂からのエコーの最大振幅値のうち※印の伝播距離に相当する時刻（以下欠陥の中心時刻とのついたものが超音波ビームに垂直となるよう振動いう．図中にも示す）付近に現れた信号を欠陥から子面に傾きを設けた場合の値である．Beam-skewのエコーと判断した．解析の結果，全ての探傷条件

探傷での振動子面の傾きの有無による疲労き裂からで欠陥からのエコーを確認し，回り込みによるノイのエコーの最大振幅値の差は，Probe-skew 探傷とズのような欠陥の識別に影響を与えるノイズは認め

Beam-skew 探傷の疲労き裂からのエコーの最大振られなかった．疲労き裂では欠陥の中心時刻前後

幅値の差と比べ小さかった．

の図８，９の青い矢印で示す時刻の範囲で広がりを持って信号が現れ，平面スリットでは欠陥の中心時
刻では振幅が小さく，その前後の図８の赤い矢印で

5. 考
 察

示す時刻で比較的振幅の大きな信号が現れた．
また，

Probe-skew 探傷による疲労き裂からのエコーのその受信信号が現れた時刻もスキュー角が大きくな

最大振幅値は，平面スリットに比べて２倍以上でれば早まり，路程が短くなることに対応している．

あった．また，疲労き裂では欠陥の中心時刻前後にまた，図 10 に回り込みによるノイズの低減効果

広がりを持って信号が現れ，平面スリットでは欠陥を確認するために解析したスキュー角 80°で疲労の中心時刻の信号の振幅は小さくその前後に振幅のき裂の場合の受信信号波形の例を示す．図 10（1）大きな信号が現れた．これは，図８〜 10 中に示す

（12）

で報告した

ように，疲労き裂の欠陥面の凹凸による散乱波をとBeam-skew 探傷（周方向）での受信信号波形であらえたが，欠陥面が平坦な平面スリットでは散乱波

る．Beam-skew 探傷（周方向）では，回り込みには少ないためと考えられる．また，疲労き裂及び平

よるノイズが生じ，図８，９の疲労き裂のような欠面スリットで欠陥の中心時刻前後の比較的振幅の大陥の中心時刻前後に広がりを持った信号は識別でき

きな信号は，
欠陥の楕円弧上の端部からの回折波（端なかった．しかし，Probe-skew 探傷では大きなノ部エコー）を受信したものと推定される．

は Probe-skew 探傷での，（2）は前報イズはなく，図８，９の疲労き裂のように欠陥の中Probe-skew 探 傷 に よ る ス キ ュ ー 角 40 °〜 60 °で

心時刻前後に広がりを持った信号を識別できた．こ疲労き裂および平面スリットからのエコーの最大のように，Probe-skew 探傷では Beam-skew 探傷（周振幅値はともに大きくほぼ一定であり，疲労き裂方向）でみられた回り込みノイズのような欠陥の識からのエコーの最大振幅値は Probe-skew 探傷が別に影響を与える大きなノイズは認められなかっBeam-skew 探傷よりも1.5倍以上大きかった．また，た．

Probe-skew 探傷では，欠陥の識別に影響を与える

図 11 に 欠 陥 か ら の エ コ ー の 最 大 振 幅 値 の ス

ような大きなノイズは認められなかった．さらに，

キュー角による変化を示す．図 11 の縦軸は欠陥か

Beam-skew 探傷では，超音波ビームに垂直となる

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-10

204

0.04
0.04
0.04

0.02
0.02
0.02
0.02
0 00 0

-0.02
-0.02
-0.02
-0.02
-0.04
-0.04
-0.04
-0.04
-0.06
-0.06
-0.06
-0.06
-0.08
-0.08
-0.08
-0.08
0 00 0

0.04
0.04
0.04
0.04

00 0

0.02
0.02
0.02

0 00 0

-0.04
-0.04
-0.04
-0.04

-0.04
-0.04
-0.04

-0.04
-0.04
-0.04
-0.06
-0.06
-0.06

-0.06
-0.06
-0.06
-0.06

-0.06
-0.06
-0.06

00 0

-0.02
-0.02
-0.02

-0.02
-0.02
-0.02
-0.02

-0.02
-0.02
-0.02

-0.08
-0.08
-0.08
-0.08
-0.08
-0.08
-0.08
-0.08
-0.08
-0.08
0120
2020 040
040
40
040 20206060
206060 4040
8080
408080 60
100
60
100
100
60
100 80
120
80
120
120
80
120 100
100
100
2020
2020 040
040
40
040 20206060
206060 4040
8080
408080 60
100
60
100
100
60
100 80
120
80
120
120
80
120 100100
100 0 00120
1202020
時間
時間
時間
時間
(µs)
(µs)
(µs)
(µs)
時間
時間
時間
(µs)
(µs)
(µs)
時間
時間
時間
時間
(µs)
(µs)
(µs)
(µs)
時間
時間
時間
(µs)
(µs)
(µs)

(a)
(a)
(a)
疲労き裂
疲労き裂
疲労き裂
(a)
(a)
(a)
疲労き裂
疲労き裂
疲労き裂

-0.02
-0.02
-0.02
-0.02
-0.04
-0.04
-0.04
-0.04
-0.06
-0.06
-0.06
-0.06
-0.08
-0.08
-0.08
-0.08
0 00 0

0.04
0.04
0.04
0.04

0.02
0.02
0.02

0.02
0.02
0.02
0.02

00 0

-0.02
-0.02
-0.02

-0.02
-0.02
-0.02
-0.02

-0.04
-0.04
-0.04

-0.04
-0.04
-0.04
-0.04

-0.06
-0.06
-0.06

-0.06
-0.06
-0.06

(b)
(b)
(b)
平面スリット平面スリット平面スリット(b)(b)(b)
平面スリット平面スリット平面スリット(1)(1)(1)
スキュー角50°
スキュー角50°
スキュー角50°
(1)
(1)
(1)
スキュー角50°
スキュー角50°
スキュー角50°

(2)
(2)
(2)
スキュー角60°
スキュー角60°
スキュー角60°
(2)
(2)
(2)
スキュー角60°
スキュー角60°
スキュー角60°

0.15
0.150.15

欠陥の中心時刻

疲労き裂

120
120
120

受信信号波形の例（Probe-skew 探傷）

0.100.10
0.10

0.04

振幅 (arb. unit)
振幅 (arb. unit)

疲労き裂
疲労き裂
疲労き裂

欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻

0.050.05
0.05

0.02
0

0.00
0.000.00-0.02-0.05-0.05
-0.05

-0.04

-0.10
-0.10-0.10
0

20

40

60

80

100

120

時間 (μs) 信信号波形の例（Beam-skew 探傷（周方向）・
受・
スキュー角 45°・疲労き裂）

よう振動子面に傾きを設けても欠陥からのエコーの最大振幅値は大きくならなかった．振動子面の傾きの効果を得るためには，ウェッジの側面で超音波が遮断されない大きなウェッジとする必要があり，自動超音波探傷システムへ容易に実装できるという
Beam-skew 探傷のメリットがなくなる．以上のことから，走査不可範囲の配管内面にある軸方向欠-0.15-0.15-0.15
0 0 0 2020 204040 406060 608080 80100100 100
120120 120
時間
時間
(µs)
時間
(µs) (µs)(1)(1)
Probe-skew探傷(1)
Probe-skew探傷
Probe-skew探傷
0.150.15
0.15
0.100.10
0.10

疲労き裂
疲労き裂
疲労き裂

振幅 (arb. unit)

振幅 (arb. unit)

-0.04
-0.04
-0.04

(b)
(b)
(b)
平面スリット平面スリット平面スリット(b)(b)(b)
平面スリット平面スリット平面スリット

-0.06

図９

00 0

-0.02
-0.02
-0.02

-0.08
-0.08
-0.08
-0.08
-0.08
-0.08
-0.08
-0.08
-0.08
-0.08
2020
6060
8080
100
120
2020 040
040
40
040 2020
20
6060 4040
408080 60
60
100
100
60
100 80
80
120
120
80
120 100100
100 0 00120
0120
1202020
2020 040
040
40
040 20206060
206060 4040
8080
408080 60
100
60
100
100
60
100 80
120
80
120
120
80
120 100
100
100
時間
時間
時間
時間
(µs)
(µs)
(µs)
(µs)
時間
時間
時間
(µs)
(µs)
(µs)
時間
時間
時間
時間
(µs)
(µs)
(µs)
(µs)
時間
時間
時間
(µs)
(µs)
(µs)

0.08

-0.08

0.02
0.02
0.02

-0.06
-0.06
-0.06
-0.06

図８

0.06

0 00 0

0.04
0.04
0.04

振幅 (arb. unit)
振幅 (arb. unit)
振幅 (arb. unit)

0 00 0

0.04
0.04
0.04

0.08
0.08
0.08
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
平面スリット平面スリット平面スリット平面スリット平面スリット平面スリット平面スリット
0.06
0.06
0.06

振幅 (arb. unit)

0.02
0.02
0.02
0.02

0.08
0.08
0.08
0.08
0.08
0.08
0.08
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
平面スリット平面スリット平面スリット平面スリット平面スリット平面スリット平面スリット
0.06
0.06
0.06
0.06
0.06
0.06
0.06

振幅 (arb. unit)
振幅 (arb. unit)

振幅 (arb. unit)
振幅 (arb. unit)
振幅 (arb. unit)

0.04
0.04
0.04
0.04

120
120
120

(a)
(a)
(a)
疲労き裂
疲労き裂
疲労き裂
(a)
(a)
疲労き裂
疲労き裂
(a)
疲労き裂

振幅 (arb. unit)
振幅 (arb. unit)
振幅 (arb. unit)

0.06
0.06
0.06
0.06

振幅 (arb. unit)
振幅 (arb. unit)
振幅 (arb. unit)

0.08
0.08
0.08
0.08

欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
疲労き裂
疲労き裂
疲労き裂

0.04
0.04
0.04

0.02
0.02
0.02
0.02

0.02
0.02
0.02

0.08
0.08
0.08
疲労き裂
疲労き裂
疲労き裂
疲労き裂
0.06
0.06
0.06
振幅 (arb. unit)
振幅 (arb. unit)
振幅 (arb. unit)

0.04
0.04
0.04
0.04

0.08
0.08
0.08
0.08
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
疲労き裂
疲労き裂
疲労き裂
0.06
0.06
0.06
0.06
振幅 (arb. unit)
振幅 (arb. unit)
振幅 (arb. unit)

0.08
0.08
0.08
疲労き裂
疲労き裂
疲労き裂
疲労き裂
0.06
0.06
0.06
振幅 (arb. unit)
振幅 (arb. unit)
振幅 (arb. unit)

0.06
0.06
0.06
0.06
振幅 (arb. unit)
振幅 (arb. unit)
振幅 (arb. unit)

0.08
0.08
0.08
0.08

0.05
0.050.05
0.000.00
0.00

-0.05
-0.05-0.05
-0.10
-0.10
-0.10
周り込みに
周り込みに
周り込みに
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
欠陥の中心時刻
よるノイズ
よるノイズ
よるノイズ
-0.15
-0.15-0.15
0 0 0 2020 204040 406060 608080 80100100 100
120120 120
時間
時間
(μs)
時間
(μs) (μs)

陥からのエコーの識別性を高めるためには，Probe-(2)(2)
Beam-skew探傷（周方向）・振動子面の傾き無し(2)
Beam-skew探傷（周方向）・振動子面の傾き無し
Beam-skew探傷（周方向）・振動子面の傾き無し

skew 探傷の方が適しており，スキュー角について

図 10

は 40°
〜 60°
が良好であることが分かった．

受信信号波形の例（スキュー角 80°・疲労き裂）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-10（2013）．

（凡例）（2） 黒 住 保 夫，“ 鋳 造 ス テ ン レ ス 鋼 の 超 音 波 探Beam-skew 探傷

探傷方法

Probe-skew

探触子の向き

探傷

周方向

軸方向

疲労き裂
平面スリット

○
○

△
△

□
－

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※：振動子面に傾きを設けたBeam-skew探傷

おける結晶組織が超音波の入射角と欠陥検出

最大振幅値 (arb. unit)

0.08

感度に与える影響 ” INSS JOURNAL Vol.10，

0.07

pp.198-209，（2003）
．

0.06
0.05

（4） 黒住保夫，石田仁志，“ 新開発自動超音波探

※

0.04

傷システムを用いた鋳造ステンレス鋼中の0.03

欠陥検出感度およびサイジング特性 ” INSS

0.02

JOURNAL Vol.11，pp.182-197，（2004）
．

0.01
0

図 11

205

25

30

35

40

45
50
55
スキュー角（°）

60

65

70

 陥からのエコーの最大振幅値のスキュー角によ
欠
る変化

6. 結
 論
本報では，走査不可範囲の配管内面にある軸方向欠陥からの信号強度を高めてノイズを低減し，エ（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）．

コーの識別性を高める，スキュー探傷での最適な探（7） 西川嘉人，“ 鋳造ステンレス鋼配管溶接部に触子の向きと，超音波を欠陥方向に斜めに入射する

おける軸方向き裂の大型探触子による深さサ

角度であるスキュー角を，超音波探傷シミュレー

イ ジ ン グ 性 評 価 ” INSS JOURNAL Vol. 21，

ションにより検討した．その結果以下のことが分

pp.163-169，（2014）．

かった．
（1）探触子を周方向または軸方向に向けたままで
超音波を欠陥方向に入射する Beam-skew 探（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，
pp.208-212，（2015）．

傷に比べ，探触子を欠陥方向に向ける Probe-（9） 石田仁志，“ ステンレス鋳鋼超音波探傷試験

skew 探 傷 が 適 し て お り， そ の 信 号 強 度 はシステムの開発と実機適用 ” INSS JOURNAL

Beam-skew 探傷の 1.5 倍以上高い．

Vol.25，pp.209-213，（2018）．

（2）スキュー角は，40°〜 60°が欠陥からの信号強度が高く良好であった．
（3）鋳造ステンレス鋼の疲労き裂を模擬した欠陥
面に凹凸があるモデルからの信号強度は，平面スリットより２倍以上高い．
今後は，シミュレーションで確認した有効な条件について，探傷試験で検証するとともに，欠陥からのエコーの識別性をより高める方策を検討する予定（10） 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傷試験規程（JEAC42072008），日本電気協会，（2008）．
（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 ”，
令和２年１月 15 日改正，原規技発第 2001159
号，原子力規制委員会，（2020）（12） 市来隆一，遠藤賢，堤田正一他，“ エルボテー

である．

パ部の軸方向欠陥に対する超音波探傷条件の

参
 考文献

（2019）．

（1） 発 電 用 原 子 力 設 備 規 格 維 持 規 格（2012 年
版）（JSME S NA1 - 2012），日本機械学会，

検 討 ” INSS JOURNAL Vol.26，pp.164-172，（13） 伊藤忠テクノソリューションズ，超音波伝播
解 析 ソ フ ト ウ ェ ア ComWAVE，http://www.
engineering-eye.com/ComWAVE/index.html

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-11

206

米国原子力発電所の火災防護検査における指摘事項の傾向分析
Trend analysis of findings in the fire protection inspection of U.S. nuclear power plants
徳久

聡（Satoshi Tokuhisa）＊1

要約
わが国では，原子力発電所に対して規制当局が実施する検査制度の見直しが行われており，これまでの国による規制から，事業者の自主規制により安全水準の向上を目指したものとなっている．具体的には，これまで規制当局が実施してきた使用前検査や施設定期検査を廃止し，事業者が検査や主体的な合否判定を行い，事業者自ら問題点を改善するというものである．検査制度の見直しに当たっては，米国の発電所において 2000 年より開始され，検査，評価，強制措置の仕組みを統合したものである原子炉監視プロセス（Reactor Oversight Process；以下，ROP）
を参考としている．本研究では，ROP のうちの一つである，火災防護３年毎検査について，米国で公開されている米国原子力規制委員会（Nuclear Regulatory Commission：NRC）公式ホームページ
で入手可能な，検査報告書から指摘事項を抽出して分析することで，今後国内の原子力発電所の火災防護における安全水準向上のために参考となり得る手掛かりを調査した．
キーワード

火災防護，NRC，ROP

Abstract
In Japan, the inspection system implemented by the regulatory authorities fornuclear power plants is being reviewed currently, and it is intended to improve the safetylevel through voluntary actions of operators based on national regulations. Specifically, the preuse inspections and facility periodic inspections that have been carried out by the regulatory
authorities have been abolished, and the business operators conduct inspections and makevoluntary pass/fail judgments themselves to solve safety problems. In reviewing the inspection
system, operators refer to the Reactor Oversight Process（ROP）, which started in 2000 at power
plants in the United States and integrates the inspection, evaluation, and enforcement measures.
In this study, reported results from the fire protection triennial inspection, one of the ROPs,
were taken from the inspection reports on the official website of the US Nuclear Regulatory
Commission（NRC）.By extracting and analyzing the issues pointed out, we investigated possible
clues that can be used as references for improving the safety level in fire protection of nuclear
power plants in Japan.
Keywords

fire protection, NRC, ROP 景および目的1. 背

うな規制活動は一般公衆に公開され，規制活動の（1）
透明性が確保されている．

原子炉監視プロセス（Reactor Oversight Process；本 研 究 で は， 上 記 ROP の 考 え 方 を 取 り 入 れ た

以下，ROP）とは，NRCが米国内の運転中商業炉

国内での新検査制度において，今後国内にて参考に対して行っている監視の枠組みであるが，これはとなりうる検査の事例を調査するため，ROP の中検査，評価，強制措置の仕組みが統合されたものでのひとつの検査を選定した．選定にあたっては，ある．ROPの目的は，発電所の安全パフォーマンス

2000 年４月に米国で ROP が導入されて以降，これを評価し，それに応じた規制行為をタイムリーにまでに相当数の指摘がある火災防護３年毎検査を実施することにより，事業者の対応状況を監視して対象とした．火災防護３年毎検査とは , 承認された

一定の基準による評価を行うことである．このよ

火災防護プログラムにおいてクレジットが取られ＊ 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 . 27 2020 NT-11

207ている構築物，系統，及び機器が，それらの認可

ページ（https://www.nrc.gov/）に電子データとして

ベースの機能を遂行できることを３年に１回の頻度保存されている報告書より，Finding の記載箇所をで確認する検査である．

抽出し，整理した．

 施内容
2. 実

2.1 2
 000 年から 2019 年までの
Finding の調査

調査では，ROPの検査報告書より指摘事項（以下,

Finding）を抽出した．Findingとは，規制当局である

火災防護３年毎検査が開始された 2000 年から，

NRC の 検 査 官 が 検 査 マ ニ ュ ア ル（Inspection

至 近 の 2019 年 ま で の 報 告 書 よ り， 各 発 行 年 にManual Chapter，以下 IMC）のフローに基づき，おける Finding の数および Finding の色分けごとの事 業 者 に 対 し て 違 反 を 指 摘 し た も の で あ り，件数を調査した．種類調査結果を表１に示す．なお，

安 全 重 要 度 が 高 い 順 よ り，
「赤」
，
「黄」
，
「白」
，

色分けにあたり報告書内に「緑」と記載されておらず，「緑」と色分けがなされている．
「赤」の場合は，「非常に低い安全重要度」，「安全重要度が高くない」

安 全 重 要 度 が 高 い こ と，「黄」は安全重要度が等の表現が記載されている場合は，「緑」に分類した．

実質的なものであること「白」は安全重要度が低

また，未定（TBD），色なし（No color），緑より大きいから中程度であること，「緑」は安全重要度が非常（greater than green），その他（other）等で記載に低いことを示している．このFindingを分析するされており，色の分類の記載がなかったものはことにより，今後，国内の原子力発電所で，火災防護「その他」に分類した．
その結果，Findingの色分けごとの2000年〜2019年

における安全水準向上の参考となり得る手掛かりをの間の合計件数については，赤が０件，黄が１件，調査した．
火災防護３年毎検査について，NRC 公式ホーム
表１
報告書発行年（年）

白 が ７ 件， 緑 が 500 件， そ の 他 が 47 件 と な っ た．

2000 年から 2019 年における，Finding の数および Finding の色の種類

報告書数
（個）

Finding の色分け

Finding の数
（個）

黄

白

緑

その他

2000

16

21

0

1

19

1

2001

26

24

0

1

18

5

2002

19

24

0

1

18

5

2003

25

47

0

0

28

19

2004

23

27

0

1

24

2

2005

26

25

0

1

20

4

2006

22

32

0

0

30

2

2007

21

27

0

0

27

0

2008

26

41

0

0

40

1

2009

26

37

0

0

37

0

2010

15

18

1

1

15

1

2011

26

40

0

1

39

0

2012

19

27

0

0

25

2

2013

20

30

0

0

28

2

2014

20

26

0

0

26

0

2015

21

34

0

0

34

0

2016

21

32

0

0

29

3

2017

20

21

0

0

21

0

2018

20

13

0

0

13

0

2019

21

9

0

0

9

0

計

433

555

1

7

500

47

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-11

208

また，2011 年より以前においては，黄が１件，白NRC の IMC のうち，IMC 0609 Appendix F（火災が７件だったのに対して，2012 年以降は，黄が０件，

防 護 の 重 要 度 決 定 プ ロ セ ス（ 指 摘 の 色 を 評 価

白が０件であった．なお Finding の色が，黄，白するプロセス）関係が記載されているもの）の改訂となったものについて，発電所名，報告書発行年，で Finding の種類の項目が多岐にわたることより，

Finding の概要で表したものを表２に示す．

Findingが多い項目の傾向を把握するため，過去 20 年

次に表１をもとに発行年毎の Finding 数をグラフ

で Finding の数が 10 個以上のものを抽出した．結果

で表したものを図１に示す．2000 年から 2017 年はを図２に示す．なお，図中の赤色の点線は，IMC

各年の Finding の数が 25 個前後であるが，2018の概要（色が黄，白となったもの）
年はが改訂された年（2001 年，2004 年，2005 年，2013 年，
表２)LQGLQJ
13 件，2019色
年は９件と減少傾向を示した．
発電所名 発行年次に，報告書内に記載された Finding の種類の2018概要年）を表したものである．なお，それぞれの改訂の概要として，2001 年は火災シナリオの定義%URZQV の
高温停止状態を達成し，維持するために必要な 系統のケーブルと機傾 向 を 確 認黄
する
た め に，Finding
種 類（IMC のの追加等による改訂，2004
年はリスク情報を提供)HUU\
器について， 箇所の防火区域で火災による損傷がないことを保証中で項目分けしているもの）を分類した．なお，するため新しい定性的および定量的分析ステップ
できなかった．
白 6DOHP
色
黄
白
白
白
白

表 2 号機と
 号機の
9DF 開閉器室の二酸化炭素濃度試験において，Findingの概要（色が黄，白となったもの）

必要な ％の &2 濃度に到達または維持できないと判断した．
発電所名
発行年
概要
白 3DOLVDGHV  高温停止状態を達成し，維持するために必要な１系統のケーブルと機器について，
ケーブル布設室の北西部分に煙探知器を不適切に配置した
Browns2010
Ferry
箇所の防火区域で火災による損傷がないことを保証できなかった．
白 2FRQHH
 20運転認可者の火災防護認可に記載されている運転員の措置が適切に
１号機と２号機の 4160Vac 開閉器室の二酸化炭素濃度試験において，必要な 50％の実施しなかった．（その後のフォローアップで白と分類した．）
Salem
2000
CO2 濃度に到達または維持できないと判断した．
白 7XUNH\ 防火区域での火災に対して， 号機と  号機の機械設備室に全エリア
Palisades
2001
ケーブル布設室の北西部分に煙探知器を不適切に配置した .
3RLQW
火災検知器と恒設消火システムがなかった．
運転認可者の火災防護認可に記載されている運転員の措置が適切に実施しなかっ
Oconee2002
白 &U\VWDO た．
ケーブルを火災による損傷から物理的に保護または分離できず，代わ（その後のフォローアップで白と分類した．）
5LYHU
りに 15& が承認していない現地の運転員の手動措置に依存していた．
防火区域での火災に対して，３号機と４号機の機械設備室に全エリア火災検知器とTurkey Point
2004
恒設消火システムがなかった．
白 %URZQV 手順 66,「安全停止指示書」の改訂により，利用可能な機器をケーブルを火災による損傷から物理的に保護または分離できず，代わりにNRC が利用して，狭い範囲のスケールで原子炉水位を インチ以上に復旧承認していない現地の運転員の手動措置に依存していた．
および維持する運転員の能力に基づく条件を追加した．
手順 0-SSI-001「安全停止指示書」の改訂により，利用可能な機器を利用して，狭 い範囲のスケールで原子炉水位を
原子力発電所の緊急時手順に含まれるいくつかの手順において，書面
2009+2 インチ以上に復旧および維持する運転員の能力に基づく条件を追加した．
通りに機能することが繰り返し保証できていなかった．

白Crystal)HUU\
River

白

Browns白 &RRSHU
Ferry

白

原子力発電所の緊急時手順に含まれるいくつかの手順において，書面通りに機能す
次に表１をもとに発行年毎の)LQGLQJ 数をグラフで表したものを図  に示す． 年か
Cooper2011
ることが繰り返し保証できていなかった．
ら  年は各年の )LQGLQJ の数が  個前後であるが， 年は  件， 年は  件と2005減少傾向を示した．
)LQGLQJ の色

（個）

(年)

図１

年毎の Finding の数
4

ナリオの定義の追加等による改訂， 年はリスク情報を提供するため新しい定性的および定量的分析ステップの導入等による改訂， 年は想定される高い信頼度の火災の火炎強度のための統計数の変更等による改訂， 年および  年は火災指摘事項のスクリー
INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-11

209

ニング質問の変更等に伴う改訂である．
          
70

安全停止能力

（個）

その他
回路解析

アクティブ火災防護

60

非常用照明
中央制御室外からの火災後安全停止（代替停止）および通常停止

パッシブ火災防護50

防火システム、機能および機器記載なし

低温停止のための修理
火災防護の補償措置

40

30
20
10
0
(年)
図２ Findingが多い項目に対する年毎の Finding
Finding の傾向
図２：Findingが多い項目に対する年毎のの傾向の 導)LQGLQJ
入等による 改 訂，2005 年は想定される高い 015 年から
2.2 2
2019
年までの
の項目のうち，「記載なし」については，検査報告書の)LQGLQJの項目を記載す
信頼度の火災の火炎強度のための統計数の変更等
Finding の重点整理

る欄が空白となっていたものである．

による改訂，2013 年および 2018 年は火災指摘事項

 )LQGLQJ のうち，,0& の改訂において変更がなかった「安全停止能力」「代替停止能力」「回のスクリーニング質問の変更等に伴う改訂である．

2015 年 頃 以 降 の 指 摘 の 数 が 減 少 傾 向 で あ っ た

路解析」
ため，減少しても指摘事項として残るものを把握
Finding 「非常用照明」については，毎年ではないが，継続的に指摘があった．
の項目のうち，「記載なし」については，「防火システムおよび，機能および機器」については
す る こ
と が 年以降になく，また「中央制重 要 だ と 考 え，2015 年 か ら 2019 年 に検査報告書のFinding の項目を記載する欄が空白と発行された検査報告書より，報告書に指摘事項なっていたものである．
御室外からの火災後安全停止（代替停止）および通常停止」については
 年から Finding の う ち，IMC の 改 訂 に お い て 変 更 がとして記載されていたすべての Finding を計 109 件

なかった「安全停止能力」「代替停止能力」「回路抽出した．Finding の種類の件数を図３に示す．

解析」「非常用照明」については，毎年ではないが，抽出したFindingのうち，多かった項目として上位

5

３項目を調査したところ，「Alternative Shutdown「 防 火 シ ス テ ム お よ び， 機 能 お よ び 機 器 」 にCapability（ 代 替 停 止 能 力 ）」およびこれに関連

ついては 2008 年以降になく，また「中央制御室外するものが計 19 件，「Circuit Analysis（回路解析）」

からの火災後安全停止（代替停止）および通常

お よ び こ れ に 関 連 す る も の が 計 12 件，「Passive

停止」については 2005 年から 2010 年のみであり，Fire Protection（パッシブ火災防護）」およびこれに「アクティブ火災防護」については 2005 年以降のみ

関連するものが計 12 件であった．代替停止能力

であり，「パッシブ火災防護」については，2013 年と は， あ る エ リ ア に お い て， 安 全 な 停 止 が 確 保

から 2017 年に多くあるという結果となった．

できない場合に代替となる安全停止の操作等で継続的に指摘があった．

各年をとおして発生している，「安全停止能力」「代替あり，Finding の一例として，要求された適切な停止能力」「回路解析」「非常用照明」については，

代替停止手順にて実施していなかったという記載が継続的に発生しているため，事例を把握することで，あった．また，パッシブ火災防護とは，耐火壁等今後も事業者の参考になると思われる．

であり，Finding の一例として，防火貫通シールの劣化に気づかず識別せず修理しなかったという事例があった．また，回路解析とは，ある電気回路での  年から  年までの )LQGLQJ の重点整理

210 年頃以降の指摘の数が減少傾向であったため，減少しても指摘事項として残るもの
INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-11
を把握することが重要だと考え， 年から  年に発行された検査報告書より，報告書に指摘事項として記載されていたすべての )LQGLQJ を計  件抽出した．)LQGLQJ の種類の件数を図  に示す．

上位３項目

              図３
  図３：
年 )LQGLQJの種類の件数2015 年 Findingの種類の件数抽出した )LQGLQJ のうち，多かった項目として上位３項目を調査したところ，火災による別の電気回路への影響の解析等であり，

 照文献
参

$OWHUQDWLYH6KXWGRZQ&DSDELOLW\（代替停止能力）」およびこれに関連するものが計 

Finding の一例として，複数の弁において電気回路

件，「&LUFXLW$QDO\VLV（回路解析）」およびこれに関連するものが計  件，「3DVVLYH)LUH

設計が不十分で，ケーブル短絡により弁が誤作動（1） 一木邦康，米国発電所で実施されている安全する恐れがあるという事例があった．これらの事例

文 化 醸 成 に 資 す る 諸 活 動 に つ い て の 分 析，

3URWHFWLRQ（パッシブ火災防護）」およびこれに関連するものが計  件であった．代替停止能力とは，あるエリアにおいて，安全な停止が確保できない場合に代替となる安全停止

INSS Journal Vol. 19, 2012 P238.
についても今後事業者の参考になると思われる．
の操作等であり，)LQGLQJ の一例として，要求された適切な代替停止手順にて実施していなかったという記載があった．また，パッシブ火災防護とは，耐火壁等であり，)LQGLQJ とめ・考察
3. まの一例として，防火貫通シールの劣化に気づかず識別せず修理しなかったという事例があった．また，回路解析とは，ある電気回路での火災による別の電気回路への影響の解析等

米 国 火 災であり，)LQGLQJ
防護３年毎検査報 告 書（2000 年 か らの一例として，複数の弁において電気回路設計が不十分で，ケーブル短2019 年までに発行されたもの）から，Finding を抽出した．その結果，各年の検査報告書に，記載された Finding の数は 25 個前後であり，2018 年は613 件，2019 年 は ９ 件 と 減 少 傾 向 を 示 し た． 減 少傾向についてその理由を確認すべく今後も調査していく必要がある．なお，「安全停止能力」「代替停止
能力」「回路解析」「非常用照明」ついては，継続的に Finding として指摘されているため，これらの事例については，新検査制度を発電所への展開を検討するうえで，事業者にとって参考になりうると思われる．また，Finding の事例を把握すること
で，検査制度以外の安全対策において参考となり，安全水準向上に期することが考えられるが，今後もFinding の傾向等を注視していく必要がある．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-12

211

米国原子力発電所の異常事象報告書（LER）に関する傾向分析
Analysis of License Event Reports at U.S. Nuclear Power Plants
永山

統啓（Munehiro Nagayama）＊1

要約
海外原子力発電所で発生した事故・故障には，わが国の原子力発電所の安全性や安定運転の向上に参考となる事象がある . 原子力安全システム研究所では，米国を中心に欧州，アジアを含む海外の事故・故障情報を入手して分析評価し，類似の不具合事象が国内の加圧水型軽水炉（PWR）発電所で発生することを防止するための改善提言を行ってきた．

本稿では，米国原子力発電所の異常事象報告（LER：License Event Report）を用いて傾向分析を行った結果を紹介する．この傾向分析は，機械，電気，計装，発電の職能毎に不具合の原因および影響を分析した．また，安全に影響を与える要因と考えられる内部火災および外部事象について分析した．
キーワード

海外原子力発電所，異常事象報告，傾向分析，内部火災，外部事象

Abstract
Incidents that occur at overseas nuclear power plants（NPPs）
include events thatcan be used as references for improving the safety and stable operation of NPPs in Japan. We
have obtained information on incidents in other countries, analyzed and evaluated them, andhave proposed recommendations to prevent similar events from occurring at domestic NPPs. This paper introduces the results of trend analysis using license event reports（LERs）of US
NPPs. This trend analysis shows influence and cause of the incidents by cutting to each divisionof machinery, electricity, instrumentation, and operation. We also analyzed internal fires andexternal events among the LERs that are thought to be major factors that affect safety of NPPs.
Keywords

nuclear power plant, license event report, incident, trend analysis, internal fire, external event

1. は
 じめに

安全的な影響，職能（発電所の課や係の単位）別に分類した．更に，機械，電気，計装，発電の４職能

原子力安全システム研究所では，米国を中心に欧別に傾向分析を行った．また，安全に影響する重要州，アジアを含む海外の事故・故障情報を入手してな要因である火災および外部事象についても傾向分

分析評価し，類似の不具合事象が国内の PWR 発電

析を行った．

所で発生することを防止するための改善提言を行ってきた．
これら個別の事故・故障情報の分析に加えて，傾2.

L ER とは向分析を活用することにより，更に有効な教訓を引

LER は，
米国連邦規則10CFR50.73 “License event

き出すことができる可能性がある．傾向分析に用い

report system” に定める報告基準に基づき事業者

る情報ソースは，①公開情報であること，②国内のから米国原子規制委員会（NRC）に提出される異商用原子力発電所と型式（PWR および BWR）が同

常事象報告である．

じであること，③記載内容が充実していることから，

以下に報告基準の例を示す．

米国原子力発電所の異常事象報告（LER）を採用

・技術仕様書（T-spec）要求による発電停止

・安全障壁の劣化した．
本稿では，LER の概要分析としてプラント運転への影響，安全機能への影響，発電所要員への労働＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所

技術システム研究所

・安全に脅威を与える外部事象（自然現象）
・手動／自動装置の作動（補助給水など）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-12

212

・安全機能（原子炉停止，崩壊熱除去，放射性物

質放出抑制，事故緩和）の喪失
・計画外の放射性物質の放出
・発電所の安全対策要員の傷害

LER には，事象概要，
対象設備（ヒューマンエラー
起因の事象は作業や操作），影響度，原因，対策などが記載されているのでこれらの情報を活用した．

3.

L ER の概要分析（1）対象とした LER と LER 件数の推移
a. 対
 象とした LER2010 年から 2018 年の 2779 件のデータを対象とした．
b. LER 件数の推移

LER 件数の推移を図１に示す．単年あたり
概ね 300 件前後で推移しているが，最近はやや減少傾向にある．これは，米国での発電停止
（1）

図２



プラント運転への影響

T-Spec に規定される運転制限条件（LCO）を遵守する必要がある．
例えば，ポンプの場合は，冗長系を含めた運転可と傾向が一致することから，リ

能台数，性能確認試験の頻度や結果を LCO として

スクインフォームド規制導入の成果とも考え定めている．これを逸脱した場合には，所定の措置

られる．

（完了時間内に回復させるかプラント停止）が要求事象の減少される．この要求を果たせない場合に代替措置（または NRC の裁定措置）の実行に拘わらず，T-Spec
違反とカウントしている．
図３に T-Spec への影響を分類した．T-Spec 措置（32%），T-Spec 違 反（29%）， 不 明（4%），影響なし（35%）であった LER の 61% が，T-Spec に影響する事象であった．そのうち，T-Spec 違反が 29%と多数あるが，その内訳として，逸脱状態に長期間気づかなかった事象，構成管理の問題，冗長設備の誤作業，作業完了時間の超過を確認した．
図１

LER 件数の年別推移

T-Spec に定める所定の措置を採った件数，違反した件数は，間接的に安全性を示す指標となると考えられるが，より明確に影響を確認するためには，（2）プラント運転への影響
原子力発電所を安全に運転するには，安定的なプ

確率論的安全評価（PRA）を活用した評価が有効である．

ラント状態を維持することが重要である．これに影

米国では，PRA を活用した分析が進んでおり，響を与える事象を図２に分類した．手動停止（11%），

事業者および NRC 双方において意思決定のための自動トリップ（11%），出力変動（1%），ECCS 作動

補助的なツールとして活用されている．NRC の事（0.7%），内部火災（0.4%），影響なし（76%）であっ

故前兆事象（ASP）プログラムでは，個別の LER

た．なお，ECCS 作動は，ほとんどが誤作動である．

に対して条件付き炉心損傷確率（CCDP）や炉心損
傷確率増分（ΔCDP）を評価しているので本稿の傾（3）安全機能への影響
原子力発電所の安全機能を確保するためには，

向分析の条件出しのため参考にした 2018 年の ASP
（2）

年次報告書

によると 2010 年から 2012 年に CCDPINSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-12

図３

図４

T-Spec への影響

（ΔCDP）が 10-4 を超える高リスク事象７件を特定している．詳細は，省略するが，これら高リスク事
象は，火災および外部事象が多く関わっているので，
内部火災事象と外部事象（含む外部火災）について
なお，ASP 年次報告書によると米国での高リスク事象は 2013 年以降発生していない．また，前兆事象（潜在的に原子力安全に影響を与え得る事象）についても年々低下し，2019 年の ASP 年次報
（3）

告書

職業別件数

4. 職
 能別分析
職能別に異常事象の大部分を占める機械，電気，
計装，発電の４職能別に分析した．
さらに保守部門（機械，電気，計装）の発生原因も分析の条件に加えることにした．
（2）
（3）

213

-6

では，最大の CCDP（ΔCDP）は，10 オー

ダまで低下している．この評価では福島第一発電所事故以降に導入された安全設備（FLEX）による事のうち比較的割合の大きな保守不良について要因を細分化した．

4.1 機
 械（1）発生原因別分類
機械に関する発生原因別分類を図５に示す．

象緩和が担保されているものもあった．
（4）発電所要員への労働安全的な影響
発電所要員への労働安全的な影響については，死亡１件，被ばく２件，不明６件，影響なし 2770 件であった．死亡１件は，重量物吊り上げ作業時の落下事故であった．被ばく２件は，緊急補修作業に伴う被ばく量増加，中央制御室気密境界からの空気流
入（居住性評価に関する事象で実際の被ばくはない）であった．
（5）職能別件数
図 ４ に 職 能 別 件 数 を 示 す． 機 械（34%）
，電気
（26%）
，計装（16%），発電（16%）の４職能が 92%（5）と同を占めた．この傾向は，過去の INSS 分析（4）

様である．
図５

発生原因別分類（機械）INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-12

214

保守不良（63%），
設計不良（16%），
施工不良（6%），
製造不良（4%），管理不良（1%），外部事象（1%）に分類できる．
（2）保守不良の要因
発生原因のうち最も多い保守不良の要因は，図６に示すように計画不良（57%），作業者過誤（25%），
周辺状況不良（13%），その他（5%）に分類できる．
以下にその内容を示す．
a. 計 画不良
計画不良の要因として，点検計画の不足，点検項目の不足があげられる．
b. 作
 業者過誤

作業者過誤については，知識・技量不足，作業要領の確認不足，周辺機器への配慮不足，

図７

発生原因別分類（電気）作業監督不足が要因としてあげられる．
c. 周
 辺状況不良

周辺状況不良とは，不適切な作業指示，作業
内容の検討不足，作業準備不足である．

（2）保守不良の要因
発生原因のうち最も多い保守不良の要因は，図８に示すように計画不良（59%），作業者過誤（32%），
周辺状況不良（5%），その他（4%）に分類でき，
以下にその内容を示す．
a. 計 画不良
計画不良の内容は，点検計画の不足，点検項
目の不足があげられる．
b. 作
 業者過誤

作業者過誤の内容は，知識・技量不足，誤配線，作業対象誤り，その他確認誤りである．
c. 周
 辺状況不良

周辺状況不良とは，不適切な作業指示，作業
内容の検討不足，作業準備不足である．

図６

保守不良の要因別分類（機械）

4.2 電
 気
（1）発生原因別分類
電気に関する事象の発生原因は，図７に示すように保守不良（51%），
設計不良（19%），
製造不良（8%），
施工不良（4%），外部事象（4%），管理不良（1%）に分類でき，電源系に影響することから外部事象の割合が他に比べて大きい．
図８

保守不良の要因別分類（電気）INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-12

215

4.3 計
 装
（1）発生原因別分類
計装に関する事象の発生原因は，図９に示すとおり保守不良（62%），
設計不良（13%），
製造不良（8%），
施工不良（2%），管理不良（1%），外部事象（0%）に分類できる．

図 10

保守不良の要因別分類（計装）

a. 操
 作者過誤

操作者過誤の内容は，知識・技量不足，対象
誤り，操作未完 / 欠落，逆操作，確認不足，コミュニケーション不足があげられる．
b. 計 画不良

計画不良の内容は，操作手順の不足，操作ステップの欠落，他部門との調整不足である．
図９c. 周
 辺状況不良

発生原因別分類（計装）

周辺状況不良の内容は，発電所独自の慣習，（2）保守不良の要因

技術的な関与不足，監視ツールの不足，作業基発生原因のうち最も多い保守不良の要因は，図10 に示すように計画不良（57%），
作業者過誤（31%），

本事項の周知不足，リスクへの感受性不足，特殊事象の説明不足があげられる．

周辺状況不良（6%），その他（6%）に分類でき，
以下にその内容を示す．
a. 計
 画不良



計画不良の内容は，点検計画の不足，定期交
換計画の不足，点検項目の不足があげられる．
b. 作
 業者過誤

作業者過誤の内容は，知識・技量不足，作業対象誤り，誤接触，その他確認誤りである．
c. 周
 辺状況不良

周辺状況不良の内容は，不適切な作業指示，
作業内容の検討不足，作業準備不足である．

4.4 発
 電
発電に関する事象の発生原因は，図 11 に示すと
おり操作者過誤（40%），計画不良（32%），周辺状況不良（17%），不明（1%），その他（10%）に分類
できる．



図 11

発生原因別分類（発電）INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-12

216

5. 重
 要要因の分析
5.1 内
 部火災
内部火災に関連する事象が 10 件抽出され，表１に概要を示す．これらのうち , ８件が電気関係であった．高圧電源（主変圧器，高圧ケーブル）に関係す
る火災２件は，発電停止に至っている．また，中央制御室内の小規模火災が２件発生しているが，これはコンデンサや抵抗などの電子部品を含む部品の定期交換計画がなく長期間使用したことが原因と推測
される．

5.2 外
 部事象
（1）外部事象の要因

図 12

外部事象の内訳

図 12 にトラブルの要因となった外部事象を示す．
外 部 事 象 全 68 件 の 内 訳 は， 強 風（41%）
，雷雨
（16%）
，着氷（10%），小動物（9%），高水温（６％），
デブリ侵入（6%），竜巻（3%）であり，吹雪，洪水，
外部火災，地震，津波，系統擾乱は，各々１件を確認した．
電気設備については，悪天候だけでなく，小動物が影響した事象が６件（9%）あることが特徴的である．
（2）外部事象によるプラントへの影響
外部事象がプラントに与えた影響は，図 13 に示すように自動トリップ（19%），手動停止（7%），
出力低下（6%），EDG 起動（22%），影響なし（46%）
であった．
図 13
表１
設備

外部事象によるプラントへの影響

内部火災関連事象

部位

概

要

主変圧器

中性点

主変圧器中性点ブッシングが破損し，水素火災，プラント手動停止

開閉所

CT

変流器（CT）の初期故障による発火

遮断器

内部部品

設計変更時の検証不足により交換品のフィンガーが当初よりも長くなり接触不良が生じ発熱し発火

直流モータ

モータ巻き線 磁界が弱く過大な電流が流れ短絡し発火

高圧ケーブル

起動変圧器

ケーブル

ケーブル曲部 割れが生じていたケーブル曲げ部に漏えい蒸気が暴露し短絡し発火遮断器キュービクルへのケーブル接続不良により短絡し発火，プラント手動停止

中央制御室電源ユニット コンデンサ

予防保全計画がなく経年劣化して短絡し発火

中央制御室カード抵抗

水位警報回路のカードの抵抗が発火

記載なし

記載なし

タービン建屋内火災

防火区画境界逆止弁

防火区画境界のドレンライン逆止弁を取り外し（火災ではなく評価上の問題）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-12

外部事象は，自動トリップに至る割合が大きく，
手動停止も含めると 26% が発電停止に至る事象で
あった．

217

ある．
②発電部門に関係する事象の原因は，「操作者過誤」が半数近く，続いて「計画不良」が多い．この傾向は，過去の傾向分析（4）（5）と同じである．

（3）外部事象による設備への影響③内 部火災 10 件を確認し，設備，部位，概要を整

外部事象が，設備に与えた影響は，図 14 に示す

理した．10 件中８件が電気設備であった．高圧

ように送電系（35%），建屋（28%），変圧器（16%），電源に関係する火災は，発電停止に至っている . 

冷却水系（16%），開閉器（3%）であり，

また，
中央制御室内での発火事象を２件確認した．

・電源系（送電系，変圧器，開閉器）への影響が④外部事象の主な要因として，悪天候ならびに小動

半数以上あったが，T-Spec 違反に至った事象は物が影響した事象を確認した．これら外部事象は ,なかった．

電源系または最終ヒートシンクに影響を与えた

・建屋への影響は，建築物が物理的な障害を受けたものではなく，強風や気圧の急変などにより，建屋内の負圧維持または外気取り込みに影響した事象であった．

が , 発電所外への影響や T-Spec 違反はなかった．

7. 傾
 向分析から得られた教訓

・冷却水系への影響は，水温の上昇や取水口へのLER 事象の主な発生原因を職能毎に傾向分析しデブリの侵入により最終ヒートシンクに影響した．また，安全に影響を与える要因と考えられる，た事象であるが，T-Spec 違反に至った事象は内部火災および外部事象を分析した．
その結果から，なかった．

以下の教訓を検討した．
①保守部門（機械，電気，計装）に関連するトラブ
ルの発生原因のうち，比較的割合の大きな保守不良（「計画不良」，「作業者過誤」）に対して以下の教訓が考えられる．
a. 合 理的で一貫性のある基準のもとで保守計画（点検対象，保全方式，項目，頻度など）を策定し，理解した上で作業を計画する．
b. 定
 めた保守計画に必要なリソースを確実にする．
c. 作
 業技量の確認，作業対象の確認，作業ステッ
プの確認を確実にする方策を検討する．
②発電部門に関連するトラブルの発生原因のうち，比較的割合の大きな「操作者過誤」，「計画不良」に対して以下の教訓が考えられる．
a. 操
 作技量の確認，操作対象の確認，操作ステッ

図 14

外部事象による設備への影響

6. ま
 とめ

プの確認を確実にする方策を検討する．
b. 目
 的に応じた操作要領であることを確実にす
る方策を検討する．
c. 操
 作に必要なリソースを確実にする．

米国の LER（2010-2018）を用いて傾向分析を行った結果を以下に説明する．
①保守部門（機械，電気，計装）に関係する事象の③内部火災（電気設備）に対して以下の教訓が考え
られる．

原因は，
「保守不良」が過半数を占め，その中で

a. 火
 災の発生経験がある電気設備に対して，状も「計画不良」「，作業者過誤」の割合が多かった．

態変化の監視が可能な診断技術の採用を検討

この傾向は，過去の傾向分析（4）（5）と同じでする．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-12

218

b. 火
 災の発生経験がある電気設備に対して，寿命 を 評 価 し， 定 期 的 な 交 換 の 可 能 性 を 検 討
する．

文
 献
（1） NUREG-1350, Volume 31, “NRC Information
Digest”, USNRC,（2019）．

④小 動物が電気設備に影響を与える可能性を排除する．

（2） U . S . N u c l e a r R e g u l a t o r y C o m m i s s i o n
Accident Sequence Precursor Program 2018
Annual Report, USNRC,（2019）．
（3） U . S . N u c l e a r R e g u l a t o r y C o m m i s s i o n
Accident Sequence Precursor Program 2019
Annual Report, USNRC,（2020）．
（4） 宮崎孝正他，「海外原子力発電所における不具合事象の傾向分析」，INSS Journal vol.11,
p.79,（2004）．
（5） 宮崎孝正他，「海外原子力発電所における不具合事象の傾向分析」，INSS Journal vol.12,
p.82,（2005）．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-13

219

統計的安全評価における代替統計モデルの適用（不確かさ解析への適用性に関する検討）
Application of Surrogate Models for Statistical Safety Evaluation
（Investigation of Applicability for Uncertainty Analysis）
木下郁男（Ikuo Kinoshita）＊1

要約
RELAP5 コードによる小破断 LOCA 模擬実験の不確かさ解析を対象に，安全評価パラ
メータの不確かさ解析に対する代替統計モデルの適用性を検討した．本論文では，代替統計モ
デルによる 95% 累積確率値の計算精度を確認する方法として，交差検証法の適用性を検討した．
RELAP5 コードによる不確かさ解析との比較により，代替統計モデルによる 95％累積確率値の予測精度は，学習データを用いた交差検証によって推定可能であることを確認した．したがって，
交差検証を行い 95％累積確率値の予測精度を確認した代替統計モデルを用いることにより，統計的安全評価が可能であると言える．また，順序統計法と比較し，統計的安全評価における代替統計モデルの有効性を検討した．順序統計法では，評価に使用するサンプリングごとに 95% 累積確率値の評価が大きく変動するが，代替統計モデルでは，サンプリングごとのバラツキが小さく，
RELAP5 計算値に近い結果が得られた．また，代替統計モデルでは，交差検証を行うことにより95% 累積確率値の評価誤差を推定することができる．統計的安全評価を実施する場合は，順序統計法に加えて代替統計モデルによる評価も併せて実施することが有益であると言える．
キーワード

統計的安全評価，代替統計モデル，不確かさ解析，交差検証

Abstract
Application of a surrogate model of a safety analysis code for the uncertainty
analysis of the safety evaluation parameter was discussed in the present paper on the RELAP5
uncertainty analysis for a PWR small break LOCA experiment. Cross validation techniques
were applied to verify the prediction capability of the surrogate model for the 95th percentile
values of the safety evaluation parameter. Comparison with the RELAP5 uncertainty analysis
results confirmed that the prediction accuracy of the 95th percentile value by the surrogate
model can be estimated using the cross validation on the training data set. From the results it
was concluded that the surrogate model whose prediction accuracy of the 95th percentile values
was confirmed by the cross validation could be used for the statistical safety evaluation. The
effectiveness of the surrogate model application for the statistical safety evaluation was verified
compared with the order statistics method. While the 95th percentile values evaluated by theorder statistics method varied widely depending on the sampling cases, the 95th percentile
values evaluated by the surrogate model showed small fluctuations among the sampling cases
and the values were close to the RELAP5 uncertainty analysis results. In addition, the accuracyof the evaluated 95th percentile values by the surrogate model could be estimated by the crossvalidation. Therefore, the recommendation was made that the surrogate model be used for thestatistical safety evaluation in conjunction with the order statistics method.
KeywordsB est Estimate Plus Uncertainty（BEPU）,surrogate model, uncertainty analysis, cross validation

1. 諸
 言

性が明らかとなった．しかし，最適評価では解析結果に含まれる不確かさを考慮できない．このため，

スリーマイル島原子力発電所事故以降，安全解析
では事故時の諸現象を忠実に模擬する最適評価コードを使用してプラント挙動の解析を行うことの重要＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所

技術システム研究所

安全解析における裕度を適切に評価するために，統計的不確かさ評価手法の利用が必要となる．
統計的安全評価手法（Best Estimate Plus Uncer-

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-13

220

tainty, BEPU）（1）は，最適評価コードの V&V（検証と妥当性確認），関連パラメータの不確かさの定

2. 統
 計的安全評価と代替統計モデル

量化，および解析結果に対する不確かさの評価を実

統計的安全評価手法では，着目する事象に対し，施し，合理的な裕度の評価を行う手法である．本手

まず重要度ランク表（PIRT）を作成して安全評価法の適用により，最適評価結果に対する不確かさがパラメータに及ぼす影響の大きい重要現象を抽出定量的に評価され，過度の保守性を排した信頼性のし，次いで，抽出した重要現象に対応する計算モデ

高い評価結果を得ることができる．統計的安全評価

ルや入力データの不確かさを定量化したうえで，こ手法は，米国，韓国，スペインなどの国で規制に採れらの不確かさが安全評価パラメータの解析結果に用されており，日本でも採用が検討されている．日及ぼす影響を評価する．

本では 2008 年に日本原子力学会標準「統計的安全

図１に，統計的安全評価手法における不確かさ評

評価の実施基準」（2） が策定された．現在，本手法

価の概要を示す．はじめに，重要現象に係る入力パの最新知見を反映した改訂作業が行われている．

ラメータの不確かさの確率分布を求める．この確率

統計的安全評価では，安全解析コードを用いた多分布からモンテカルロ・サンプリングを行って最適数回のモンテカルロ計算により統計的安全評価値を

評価コードによる解析を行い，解析結果の確率分布求める．
安全解析コードは計算コストが大きいため，を求める．そして，この分布から統計的安全評価値

これを実施可能な計算時間で行うためには，安全解を得る．統計的安全評価値は 95% 累積確率値で与析コードよりも計算コストの小さな代替統計モデル

えられる．

の適用が有効である．

95% 累積確率値は最適評価コードの直接計算で得代替統計モデルは，解析コードの入力と計算結果られた確率分布から直接評価するのが厳密であるとの間の関係を近似するように学習されたモデルでが，計算コストが大きくなる．計算コストの削減が（1）において米国原子力規統計的安全評価手法を実用的なものにするための課制委員会（NRC）が提唱した多項式関数で計算結題のひとつである．日本原子力学会の統計的安全評

果をフィッティングする方法も代替統計モデルの一価の実施基準（2）では，不確かさ評価の方法として種である．しかし，多項式などの簡易関数で計算結

次のような方法が挙げられている．
（1）サンプリン果を予測することは計算精度に限界があると考えら

グ法として，ランダム・サンプリング法とラテン超れる．一方，近年の機械学習手法の進展により，よ方格サンプリング（LHS）法，（2）計算法として，り高度な機械学習モデルを用いた代替統計モデルの最適評価コードを直接用いる方法と応答曲面（代替ある．NUREG/CR-5249

（3）
（4）

研究も行われている．しかし，機械学習では適切な学習モデルおよびモデルパラメータを選択する①入力パラメータの不確かさの特定と定量化ことにより，学習データに対する過学習を回避し，学習データ以外のデータに対する汎化性能を有するモデルを構築することが必要である．統計的安全評
価において重要な 95% 累積確率値に対する代替統

入力パラメータ
不確かさ

入力パラメータ
不確かさ

入力パラメータ
不確かさ

計モデルの計算精度の検討はいまだ不十分である．

サンプリング本研究では，代替統計モデルによる 95% 累積確②入力パラメータの不確かさの組合せ
最適評価コードによる解析

率値の計算精度を確認する方法として，機械学習において過学習を避ける方法として用いられている交差検証法（5）の適用性を検討する．具体的には，熱水力最適評価コード RELAP5 による冷却水喪失事③解析結果に対する不確かさ評価
最適評価

故（LOCA）模擬実験の解析を参照解析として，代

出力パラメータ
不確かさ

替統計モデルによる燃料被覆管最高温度（PCT）の 95% 累積確率値の計算精度を RELAP5 による解
析結果と比較して評価する．さらに，統計的安全評（6）（7）

価で一般的に用いられている順序統計法

統計的安全評価(合理的な裕度)と比較して，代替統計モデルの有効性を検討する．

図１

統計的安全評価手法における不確かさ評価

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-13

221

統計モデルやメタモデルとも言われる）を用いる方（12）
象に実施した実験解析（9）の概要を以下に示す．

法，（3）95% 累積確率値を評価する方法として，直解析コードには RELAP5/MOD3.2（13）を使用した．

接に確率分布から処理する方法と順序統計法を用い

図２に，LSTF 装置の概観図を示す．LSTF 装置

る方法．LHS のようなサンプリング法の改善や順はウェスチングハウス社製４ループ PWR プラント序統計法の利用および代替統計モデルの利用は，計を同じ高さ，体積を 1/48 で模擬し，１次系冷却材

算コストを削減するための方策である．

配管の小破断による LOCA や異常な過渡変化を，

（6）
（7）

は，統計理論から所定の確信度

実炉と同じ圧力，温度，時間経過で模擬することがを有する評価値を得るために必要なサンプル数（解できるよう設計されている．
原子炉容器，
１次系ルー

析ケース数）を定めて不確かさを評価する方法であプ，ECCS 注水系から構成されており，４つのルー

る．解析ケース数を抑えることにより，計算コスト

プを２つの等体積（2/48 スケール）ループによりを削減することを意図している．しかし，順序統計

模擬している．

順序統計法

法では，その定義から 95% 累積確率値を実際より

表１に解析対象とした SB-CL-32 試験の試験条件も高めに評価する傾向がある．また，解析サンプを示す．破断位置は加圧器非接続ループ低温側配管

ルの選択結果に依存して評価に大きなバラツキがである．破断サイズは低温側配管断面積の 1.0% で

（8）
（9）

．

ある

あり，実機４ループ PWR の３インチ破断に相当す

一方，代替統計モデルは，解析コードの入力と計

る．SB-CL-32 試験は，高圧注入系の機能喪失を仮算結果との間の関係を近似するように学習されたモ

定している．蒸気発生器の逃し弁の開放による１次デルである．代替統計モデルは最適評価コードより

系の減圧は，破断後 600 秒に全ループで減温率 200も計算コストが小さいため，多数のサンプリングのAループ計算が可能であり，解析結果の確率分布から直接的に 95% 累積確率値を評価することができる．
代替統計モデルを用いた統計的安全評価の手順は
以下のようになる．① 最適評価コードによる学習

Bループ
安全弁

安全弁
蒸気発生器

蓄圧タンク

加圧器

データの生成，② 代替統計モデルの学習と精度評
価，③ 代替統計モデルによる不確かさ解析の実施．
ここで，特に重要なのは，代替統計モデルの精度評価である．統計的安全評価にとって留意すべきは，
この精度とは，「学習データ」に対するモデルの精度ではなく，「解析結果の不確かさ分布が収束する
程度に十分なサンプリング数のデータ」に対するモ

高温側
配管
1次主冷却ポンプ
破断口
ｸﾛｽｵｰﾊﾞｰ配管
下降側
上昇側

デルの精度である．
すなわち，学習データ以外のデー

図２

タに対するモデルの汎化性能の確認が必要となる．
本研究では，代替統計モデルによる 95% 累積確

表１率値の評価の汎化性能を，交差検証法により検討
する．

3.

R ELAP5 コードによる不確かさ解析

3.1 実
 験解析
日本原子力研究開発機構（旧日本原子力研究所）

低温側
配管

圧力
容器

LSTF の概観図（11）

試験条件／解析条件（12）項目

SB-CL-32

破断サイズ

低温側配管断面積の 1.0%

破断場所

加圧器非接続低温側配管

破断向き

横向き

原子炉トリップ

加圧器圧力低

主給水停止

原子炉トリップと同時

主蒸気隔離

原子炉トリップと同時

減温率 200K/h（全ループ）
SG2 次側強制減圧 破断後600秒，の ROSA プロジェクトにおいて，大型非定常実験装

補助給水

強制減圧開始と同時（全ループ）

置 LSTF を用いて，PWR プラントの小破断 LOCA

高圧注入

不作動

蓄圧注入

作動（全ループ）

1000
低圧注入

作動前に試験終了

（10）
（11）

LSTF における２次側強制減圧関連試験

を対

Data

900

mperature (K)時の再冠水過程に関する実験が実施されている．

800

700

RELAP5

高温側
配管
1次主冷却ポンプ
破断口
ｸﾛｽｵｰﾊﾞｰ配管
222下降側
上昇側

低温側
配管

圧力
容器

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-13

K/h で行い，同時に全ループで補助給水を行っていにより行い，全 1024 ケースの解析を実施して PCTる．蓄圧注入は全ループで作動する条件である．

の分布を求めた．

図 ３ に， 燃 料 被 覆 管 表 面 温 度 の 実 験 デ ー タ と図４に，解析ケース数に対する PCT の平均値，

RELAP5 による解析結果を示す．SB-CL-32 試験で5% 累積確率値および 95% 累積確率値（以下，単には，２回の炉心露出と被覆管のヒートアップが観測

5% 値あるいは 95% 値とも言う）の収束過程を示す．

されている．１回目の炉心露出は，ループシールの

全 1024 ケースの解析により一定値に収束している．

形成に伴い一時的に発生し，ループシールの解除に

図５および図６に，全 1024 ケースに対する PCT

より炉心水位が回復している．２回目の炉心露出のヒストグラムおよび累積確率分布を示す．PCT

は，ボイルオフによる炉心保有水の減少により発生の平均値，5% 値および 95% 値は，それぞれ 809.0 K，し，この時に被覆管最高温度（PCT）となっている．

728.5 K および 885.2 K である．PCT の分布は正規

２次側強制減圧に伴う蓄圧注入系の作動により炉心分布に近く，実験データの PCT は，５％値と 95%水位が回復している．

値の間に含まれた．

1000

Temperature (K)Temperature(K)
Temperature(K) (K)
Temperature

Data

900

RELAP5

800

700
600
500
400
0

500

1000

1500

2000

2500

900
880
900
900
860
880
880
840
860
860
820
840
840
800
820
820
780
800
800
760
780
780
740
760
760
720
740
740
700
720
720
700 0
700 0
0

95% PCT
Mean
PCT
95%
95%PCT
PCT
Mean
MeanPCT
PCT
5% PCT
100 200 300 400 500 600 700 800 900 1000 1100

Numberof Calculation(-) 900 1000 1100
100 200 300
400 500
600 700 800
100 200 300 400 500 600 700 800 900 1000 1100
Number of Calculation (-)
Number of Calculation (-)
図４ PCT の収束過程

Time (s)（9）
燃料被覆管表面温度（SB-CL-32 試験）

図３

3.2 燃
 料被覆管最高温度の不確かさ解析
3.1 節の実験解析をベースケースとし，RELAP5
コードの計算モデルの不確かさを変化させた不確かさ解析（9）の概要を以下に示す．安全評価パラメー
タは PCT である．不確かさ解析は，日本原子力学

Numberof Frequency(-) (-)
Numberof Frequency

200

（2）

会標準

に則って実施した．

Mean: 809.0
SD: 48.2
Mean: 809.0
SD: 48.2

200
160

160
120
120
80
80
40
40
0

0

640

680

720

760

800

840

880

920

960 1000

640

680

720

760

PCT (K)
800
840

880

920

960 1000

図５

まず，本実験が対象とする事故時の熱水力挙動
を１次系のコンポーネントごとに詳細に分析し，ンク表）を作成して，不確かさを考慮すべき重要現（15）．抽出した重要現象に対応する象を抽出した（14）RELAP5 コードの計算モデルを特定し，各計算モ
デルに対して，関連する実験データとの比較を行っ
（16）〜
（22）

て不確かさを定量化した．表２に，抽出した重要現象と，対応する計算モデルに対して定量化した不確かさ分布を示す．

1.0

Cumulative
probability(-) (-)
Cumulative
probability

PCT を安全評価パラメータとした PIRT（重要度ラ

1.0
0.8

メータのサンプリングはランダム・サンプリング法

5% Data Mean

95%

5% Data Mean

95%

0.8
0.6
0.6
0.4
0.4
0.2
0.2
0.0
0.0

600

650

700

750

800

850

900

950

1000

600

650

700

750

PCT
800 (K) 850

900

950

1000

PCT (K)次いで，これらの計算モデルのパラメータの不確
かさを変化させた統計解析を実施した．入力パラPCT (K)PCT のヒストグラム（9）図６

PCT の累積確率分布（9）INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-13

表２

223

抽出した重要現象と入力パラメータの不確かさ

重要現象

RELAP5 モデル

不確かさパラメータ

最小

最大

露出炉心熱伝達（16）Dittus-Boelter 相関式

熱伝達係数乗数

0.58

1.88

（18）
炉心内相間摩擦（17）EPRI 相関式

相間摩擦係数乗数

0.13

3.00

ヒストグラム5（19）

伝熱管凝縮熱伝達（層流）

Nusselt 相関式

熱伝達係数乗数（19）
伝熱管凝縮熱伝達（乱流）

Shah 相関式

1.0
熱伝達係数乗数ኚ໬ࡉࡏࡓ⤫ィゎᯒࢆᐇ᪋ࡋࡓࠋධຊࣃ࣓࣮ࣛࢱࡢࢧࣥࣉ
ࣜࣥࢢࡣࣛࣥࢲ࣒࣭ࢧࣥࣉࣜࣥࢢἲ࡟ࡼࡾ⾜࠸ࠊ඲
1024
（20）
伝熱管入口 CCFL

CCFL 相関式

ࢣ࣮ࢫࡢゎᯒࢆᐇ᪋ࡋ࡚ PCT ࡢศᕸࢆồࡵࡓࠋ✚☜⋡್࠾ࡼࡧ 95%⣼✚☜⋡್㸦௨ୗࠊ༢࡟ 5%್࠶ࡿ࠸
低温側配管水平層状化（21）Taitel-Dukler 式

ࡣ 95%್࡜ࡶゝ࠺㸧ࡢ཰᮰㐣⛬ࢆ♧ࡍࠋ඲ 1024 ࢣ࣮ࢫࡢ

0.8
0.7

CCFL 定数0.6

ᅗ 4 ࡟ࠊゎᯒࢣ࣮ࢫᩘ࡟ᑐࡍࡿ PCT ࡢᖹᆒ್ࠊ5%⣼

0.64

1.66

0.70

0.80

95%
(RELAP)

一様分布

0.5

Average(RELAP)0.4
0.3

水平層状化判定乗数
0.2
0.1

ゎᯒ࡟ࡼࡾ୍ᐃ್࡟཰᮰ࡋ࡚࠸ࡿࠋ

1.44

RELAP52次回帰
ガウス過程回帰
SVM回帰

0.9

Cumulative probability (-)ḟ࠸࡛ࠊࡇࢀࡽࡢィ⟬ࣔࢹࣝࡢࣃ࣓࣮ࣛࢱࡢ୙☜࠿ࡉࢆ

0.56

0.20
5%
(RELAP)

4.63

700

800

0.0

ᅗ 5 ࠾ࡼࡧᅗ 6 ࡟ࠊ඲ 1024 ࢣ࣮ࢫ࡟ᑐࡍࡿ PCT ࡢࣄ

600

650

（22）

ダウンカマ相間摩擦
Kataoka-Ishii 相関式
ࢫࢺࢢ࣒ࣛ࠾ࡼࡧ⣼✚☜⋡ศᕸࢆ♧ࡍࠋPCTࡢᖹᆒ್ࠊ 相間摩擦係数乗数5%್࠾ࡼࡧ 95%್ࡣࠊࡑࢀࡒࢀ 809.0 Kࠊ728.5 K ࠾ࡼ

750

0.58

850

900

950

1000

1.60(K)PCT

ᅗ7 PCT ࡢ⣼✚☜⋡ศᕸ㸦Ꮫ⩦ࢹ࣮ࢱ㸧

ࡧ 885.2 K ࡛࠶ࡿࠋPCT ࡢศᕸࡣṇつศᕸ࡟㏆ࡃࠊᐇ㦂代 替統計モデルの適用
4.4.1
௦᭰⤫ィࣔࢹࣝ࡟ࡼࡿ୙☜࠿ࡉゎᯒ
節の RELAP5 による不確かさ解析
4.1本節では，3.2
௦᭰⤫ィࣔࢹࣝࡢ㐺⏝を対象として，代替統計モデルの不確かさ解析へのᮏ⠇࡛ࡣࠊ3.2 ⠇ࡢ RELAP5 ࡟ࡼࡿ୙☜࠿ࡉゎᯒࢆᑐ
適用性を検討した．具体的には，RELAP5 による㇟࡜ࡋ࡚ࠊ௦᭰⤫ィࣔࢹࣝࡢ୙☜࠿ࡉゎᯒ࡬ࡢ㐺⏝ᛶࢆ᳨
不確かさ解析（1024 サンプル）から，無作為に 59
ウࡋࡓࠋලయⓗ࡟ࡣࠊRELAP5 ࡟ࡼࡿ୙☜࠿ࡉゎᯒ㸦1024
サンプル抽出し，これを学習データとして入力パラࢧࣥࣉࣝ㸧࠿ࡽࠊ↓సⅭ࡟ 59 ࢧࣥࣉࣝᢳฟࡋࠊࡇࢀࢆᏛ
メータと PCT との関係を近似する代替統計モデル⩦ࢹ࣮ࢱ࡜ࡋ࡚ධຊࣃ࣓࣮ࣛࢱ࡜ PCT ࡜ࡢ㛵ಀࢆ㏆ఝࡍ
を構築した．この代替統計モデルを用いてRELAP5ࡿ௦᭰⤫ィࣔࢹࣝࢆᵓ⠏ࡋࡓࠋࡇࡢ௦᭰⤫ィࣔࢹࣝࢆ⏝࠸
解析と同じ乱数により統計解析を行い，PCTの不࡚ RELAP5 ゎᯒ࡜ྠࡌ஘ᩘ࡟ࡼࡾ⤫ィゎᯒࢆ⾜࠸ࠊPCT
確かさを RELAP5
解析と比較した．
ࡢ୙☜࠿ࡉࢆRELAP5ゎᯒ࡜ẚ㍑ࡋࡓࠋ
代替統計モデルのRELAP5計算に対する誤差を௦᭰⤫ィࣔࢹࣝࡢ RELAP5ィ⟬࡟ᑐࡍࡿㄗᕪࢆホ౯ࡍ
評価するために，次式で定義される二乗平均平方根ࡿࡓࡵ࡟ࠊḟᘧ࡛ᐃ⩏ࡉࢀࡿ஧஌ᖹᆒᖹ᪉᰿ㄗᕪ(root
誤差（root
meanRMSE）を用いた．
meansquarederror,squared
RMSE) error,ࢆ⏝࠸ࡓࠋͳܴ‫ ܧܵܯ‬ൌ ට σ݅ ൫ܲ‫ ݈݁݀݋ܯ݅ܶܥ‬െ ܲ‫ ܲܣܮܧܴ݅ܶܥ‬൯
݊

ʹ

(1)
（1）

ࡇࡇ࡛ࠊn
ࡣࢧࣥࣉࣝᩘ࡛࠶ࡿࠋࡲࡓࠊ⤫ィⓗᏳ඲ホ౯࡬
ここで，nはサンプル数である．また，統計的安全ࡢ㐺⏝ᛶࢆ᳨ウࡍࡿࡓࡵ࡟ࠊ௦᭰⤫ィࣔࢹࣝ࡟ࡼࡿ
95%
評価への適用性を検討するために，代替統計モデル
್࡜ RELAP5 ィ⟬࡟ࡼࡿ 95㸣್࡜ࡢㄗᕪࢆホ౯ࡋࡓࠋ⾲3値と௦᭰⤫ィࣔࢹࣝࡢᏛ⩦ㄗᕪによる 95%
RELAP5 計算による 95％値との誤
ᖹᆒ್
95%್
RMSE
95㸣್
差を評価した．
ࣔࢹࣝ(K)(K) （23） (K)ㄗᕪ (K)，
学習モデルには，２次回帰 （交互作用項あり）
（24）
2
ḟᅇᖐ
808.1
870.0
7.37
-6.25
，SVM（サポー
ガウス過程回帰 （指数カーネル）（25）
࢞࢘ࢫカーネル）を用
トベクターマシン）回帰
808.1
876.2 （RBF
0.01
-0.02
㐣⛬ᅇᖐ
いた．学習データ（59 サンプル）を用いたモデル
SVM ᅇᖐ
807.6
863.4
12.36
-12.83の 学 習 に は MATLAB R2020a（The MathWorks,
RELAP5
808.1
876.2
‐
‐
Natick,USA）を使用した．なお，本研究では学習ィ⟬್
モデルのハイパーパラメータの設定等の詳細な検討は実施していない．本研究では複数のモデルの評価
1.0
RELAP5
結果を比較して，代替統計モデルの不確かさ解析へ
0.9
95%

Cumulative probability (-)ࢹ࣮ࢱࡢ
PCT ࡣࠊ5㸣್࡜ 95%್ࡢ㛫࡟ྵࡲࢀࡓࠋ
4. 代
 替統計モデルによる不確かさ解析

SVM回帰
図７に，学習データ（59サンプル）に対して代0.7
0.6

替統計モデルで計算した
PCT の累積確率分布を示
0.5

Average
0.4
す．表３に，代替統計モデルの
RELAP5 計算に対(RELAP)

0.3
する誤差（学習誤差）を示す．ガウス過程回帰が

5%

0.2

RELAP5 計算と非常に良く一致し，RMSE
も 95%(RELAP)
0.1

値誤差もほぼ0 K である．２次回帰もよく一致して0.0600࣮࣐ࢩࣥ㸧ᅇᖐ(25)㸦RBF ࣮࢝ࢿࣝ㸧ࢆ⏝࠸ࡓࠋᏛ⩦ࢹ࣮ࢱ㸦59 ࢧࣥࣉࣝ㸧ࢆ⏝࠸ࡓࣔࢹࣝࡢᏛ⩦࡟ࡣ MATLAB

650

700

750

800

850

900

950

1000

いると言える．SVM 回帰は平均値をよく再現した
PCT (K)
ものの 95% 値を過小評価した．
ᅗ8 PCT ࡢ⣼✚☜⋡ศᕸ㸦඲ࢹ࣮ࢱ㸧
図８に，全データ（1024 サンプル）に対して代

⾲4 ௦᭰⤫ィࣔࢹࣝࡢỗ໬ㄗᕪᏛ⩦ࣔࢹࣝ࡟ࡣࠊ2 ḟᅇᖐ(23)㸦஺஫స⏝㡯࠶ࡾ㸧ࠊ࢞࢘ࢫ㐣⛬ᅇᖐ(24)㸦ᣦᩘ࣮࢝ࢿࣝ㸧
ࠊSVM㸦ࢧ࣏࣮ࢺ࣋ࢡࢱ

(RELAP)

2次回帰

0.8の適用性を検討することを目的とした．
ガウス過程回帰

ࣔࢹࣝ

ᖹᆒ್
(K)

95%್
(K)

RMSE
(K)

95㸣್
ㄗᕪ (K)

2 ḟᅇᖐ

808.1

880.3

18.37

-4.90

5

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-13

224

1.0

1.0
RELAP52次回帰
ガウス過程回帰
SVM回帰

0.8
0.7

95%
(RELAP)

0.6
0.5

Average(RELAP)

0.4
0.3

5%
(RELAP)

0.2
0.1
650

700

0.8
0.7

750

800

850

900

950

1000

0.5

Average(RELAP)

0.4
0.3

5%
(RELAP)

0.2
0.0
600

650

700

750

PCT (K)

図７

800

850

900

950

1000

PCT (K)PCT の累積確率分布（学習データ）

表３

95%(RELAP)

0.6

0.1

0.0
600

RELAP52次回帰
ガウス過程回帰
SVM回帰

0.9

Cumulative probability (-)

Cumulative probability (-)

0.9

図８

代替統計モデルの学習誤差

PCT の累積確率分布（全データ）

表４

モデル

平均値
（K）

95% 値
（K）

RMSE
（K）

95％値誤差
（K）

２次回帰

808.1

870.0

7.37

代替統計モデルの汎化誤差

モデル

平均値
（K）

95% 値
（K）

RMSE
（K）

95％値誤差
（K）

-6.25

２次回帰

808.1

880.3

18.37

-4.90

808.6

867.8

18.82

-17.44

ガウス
過程回帰

808.1

876.2

0.01

-0.02

ガウス過
程回帰

SVM 回帰

807.6

863.4

12.36

-12.83

SVM 回帰

807.7

861.0

22.14

-24.26-

RELAP5
計算値

809.0

885.2

‐

‐

RELAP5
計算値

808.1

876.2

-

替統計モデルで計算した
PCT の累積確率分布を示
1.0
RELAP5

Cumulative probability (-)

0.9
95% 計算に対す．表４に，代替統計モデルの
RELAP5
2次回帰(RELAP)
0.8

データセットで学習したモデルを検証する．以下，
これを k 回繰り返す．交差検証では各データが検証

ガウス過程回帰する誤差（汎化誤差）を示す．２次回帰がRELAP5

データと学習データとして利用されるため，評価が計算と良い一致を示した．ガウス過程回帰とSVM
0.6

特定のデータに偏らない．このため，交差検証によ

0.5
回帰は，平均値をよく再現したものの95％値を過る評価は学習データ以外のデータに対して汎化性能小評価した．

があると考えられる．

0.7

0.4
0.3

SVM回帰

Average(RELAP)

代替統計モデルを不確かさ解析に適用するにあ0.2
5%k 分割交差検証において，分割数 k が大きいほど(RELAP)
0.1
たっては，代替統計モデルによる全データに対する学習データの量を確保できる利点があるが，検証の95%0.0値の予測精度を，学習データから推定する必要
600
650
700
750
800
850
900
950
1000

ための計算量は多くなる．特に分割数 k が学習デーがある．しかし，以上の計算から分かるように，代PCT (K)

タ数と同じ場合は，一個抜き交差検証という．

替統計モデルによる全データに対する 95% 値の予

3.2 節の RELAP5 による不確かさ解析を対象とし測精度を，その学習データに対する 95% 値の予測精度から推定することはできない．

学習データ

4.2 交
 差検証による予測精度の確認
本節では，代替統計モデルによる全データに対す
る 95% 値の予測精度をその学習データから評価するために，交差検証法の適用性を検討する．

k 分割 （k=5の場合）
検証用

Fold 3ための手法である．本研究では k 分割交差検証法をFold 4場合）を示す．まず，学習データを k 分割し，このうち１つのデータセットを検証用にして，残りの学習

Fold 2

交差検証法は過学習を回避したモデルを作成する用いた．図９に，k 分割交差検証の概念図（k=5 の学習

Fold 1

Fold 5

図９k 分割交差検証

学習

学習

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-13て，代替統計モデルの全データに対する 95％値の

225

した．

予測精度を交差検証によって検討した．
具体的には，

SVM 回帰モデルでは，ガウス過程回帰モデル

RELAP5 による不確かさ解析（1024 サンプル）かと 比 べ て， 学 習 デ ー タ に 対 す る RMSE は 大 き いら無作為に選んだ 59 サンプル，93 サンプル，124 サ

が，この場合も学習データを用いた交差検証による

ンプルおよび 153 サンプルを学習データとし，それ

RMSE は全データに対する RMSE とほぼ一致した．

ぞれのサンプルに対して，4.1 節のように２次回帰，

図 10 〜図 12 において，青三角は学習データを用

ガウス過程回帰，SVM 回帰により代替統計モデル

いた代替統計モデルの交差検証による 95% 値誤差を構築した．それぞれのモデルに対して学習デー

である．青実線は学習データに対して評価した代替

タを用いて交差検証を行い，二乗平均平方根誤差

統計モデルの 95% 値誤差，青破線は全データ（1024（RMSE）および 95% 値誤差を評価した．これらをサンプル）に対して評価した代替統計モデルの 95%

全データ（1024 サンプル）に対する RMSE および値誤差である．

95% 値誤差と比較し，汎化性能との関係を検討した．

２次回帰モデルでは，学習データに対する 95%

表５および図 10 〜図 12 に，交差検証による二乗

値誤差も全データに対する 95% 値誤差もともに 0 K

平均平方根誤差と 95％値誤差の評価結果を示す．

に近い値となっている．59 サンプルの場合は，一図 10 〜図 12 において，横軸は交差検証の分割数

個抜き交差検証による 95% 値誤差と全データに対である．赤四角は学習データを用いた代替統計モデ

する 95% 値誤差との差異は約 -2.8 K である．93 サン

ルの交差検証による RMSE である．赤実線は学習

プルの場合は，差異は約 5.2 K である．汎化性能のデータに対して評価した代替統計モデルの RMSE，評価として問題のない差であると考えられる．124

赤破線は全データ（1024 サンプル）に対して評価

サンプルと 153 サンプルの場合は，学習データを用した代替統計モデルの RMSE である．

いた交差検証による 95% 値誤差は全データに対す

２次回帰モデルでは，59 サンプルの場合は 6.3 K

る 95% 値誤差とほぼ一致した．

程度の差異はあるものの，学習データを用いた交差

ガウス過程回帰モデルでは，学習データに対する検証による RMSE は，全データを用いて評価した

95% 値誤差は約 0 K であり，全データに対する 95%

RMSE とほぼ一致した．

値誤差は約 -8 K〜-17 K 程度となっている．学習デー

ガウス過程回帰モデルでは，前述したように，学習データに対する RMSE はほぼ 0 K であるのに対しタを用いた交差検証による 95% 値誤差は全データに対する 95% 値誤差とほぼ一致した．

て，全データを用いて評価した RMSE は 15 K 前後

SVM 回帰モデルでは，学習データに対する 95%である．学習データを用いた交差検証による RMSE

値誤差も全データに対する 95% 値誤差も大きいが，は 全 デ ー タ を 用 い て 評 価 し た RMSE と ほ ぼ 一 致

学習データを用いた交差検証による 95% 値誤差は

表５
モデル

学習サンプル数

２次回帰ガウス過程回帰

SVM 回帰（＊）一個抜き交差検証

交差検証による二乗平均平方根誤差と 95% 値誤差の評価
二乗平均平方根誤差（K）

95％値誤差（K）
学習データ

全データ

交差検証（＊）

24.69

-2.45

-4.83

-7.70

16.72

16.57

1.17

-1.59

3.67

9.85

15.76

14.75

-2.41

-1.31

-2.58

10.84

14.06

14.93

0.55

-2.33

-1.39

0.01

18.82

16.75

-0.02

-17.37-16.43

93

0.01

15.46

15.07

0.00

-9.61

-10.20

124

0.01

13.90

15.07

0.01

-9.38

-7.67

153

0.01

13.23

15.54

0.01

-8.36

-11.69

59

12.33

22.28

20.00

-12.65-24.23-26.36

93

11.05

17.36

18.82

-5.67

-13.28-16.89

124

11.95

16.08

17.17

-7.43

-15.03-16.45

153

12.19

16.33

17.07

-7.84

-15.04-12.63

学習データ

全データ

交差検証

59

7.37

18.37

93

8.57

124
153
59

（＊）

7
INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-13

30

30

30

20

20

20

10

10

0
-10

RMSE (Cross validation)
RMSE (Train data)
RMSE (All data)

-20

-30

0

10

20

Δ95 (Cross validation)
Δ95 (Train data)
Δ95 (All data)

30

40

50

Number of folds for cross-validation (-)

RMSE (Cross validation)
RMSE (Train data)
RMSE (All data)

0
-10
-20
-30

60

-10

0

10

20

30

40

50

Number of folds for cross-validation (-)

-30

60

30

30

20

20

20

10

10

10

0
-10

-30

Error (K)30

Error (K)

Error (K)0(a) 59 サンプル

0

-10

-30
0

20

40

60

80

100

20

40

60

80

Number of folds for cross-validation (-)100(b) 93 サンプル(b) 93 サンプル

Error (K)

20

10
0
-10

30

30

20

20

10

10

Error (K)

30

0

-10
-20

-20

-30
0

20

40

60

80

-10

-30

0

Number of folds for cross-validation (-)

-30

0

-20

-20

-20

Error (K)10-20(a) 59 サンプル

100

120

Number of folds for cross-validation (-)

140

0
-10
-20

0

20

40

60

80

100

120

Number of folds for cross-validation (-)

-30

140

(c) 124 サンプル(c) 124 サンプル

30

30

20

20

20

10

10

10
0

0

-10

-10

-20

-20

-30

-30

0

20

40

60

80

100

120

140

Number of folds for cross-validation (-)

160

0
-10
-20

0

20

40

60

80

100

120

140

Number of folds for cross-validation (-)

160

-30

(d) 153 サンプル(d) 153 サンプル
交差検証による二乗平均平方根誤差と
図 10 図10
交差検証による二乗平均平方根誤差と95% 値誤差の評価（２次回帰）

Error (K)30

Error (K)

Error (K)Δ95 (Cross validation)
Δ95 (Train data)
Δ95 (All data)

Error (K)

Error (K)

Error (K)

226

図 11

図11 交差検証による二乗平均平方根誤差と 差検証による二乗平均平方根誤差と 95% 値誤差
交の評価（ガウス過程回帰）図

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-130と

このように，代替統計モデルによる全データに対20Error (K)する 95％値の予測精度は，学習データを用いた交10

RMSE (Cross validation)
RMSE (Train data)
RMSE (All data)0-10

Δ95 (Cross validation)
Δ95 (Train data)
Δ95 (All data)

差検証によって推定可能であることが確認できた．
したがって，交差検証を行い 95％値の予測精度を確認した代替統計モデルを用いることにより，統計

-20
-30

60

的安全評価が可能であると言える．本研究の事例で
0

10

20

30

40

50

Number of folds for cross-validation (-)60(a) 59 サンプル

Error (K)

本節では，95% 累積確率値の代替統計モデルを用10

いた評価法の有効性を，順序統計法と比較すること

0により検討する．

-10

順序統計法は，統計理論から所定の確信度を有す-20

る評価値を得るために必要なサンプル数（解析ケー-30ス数）を定めて不確かさを評価する方法である．必
0

20

40

60

80

Number of folds for cross-validation (-)

100

きい順から並べた場合，95% 信頼水準で 95% 累積確率値が上位１位，２位，３位，４位に位置するため

30に必要なサンプル数は，それぞれ 59 サンプル，93

20

Error (K)（7）
で与えられる．
要なサンプル数は Wilks の式（6）これによると，安全評価パラメータのサンプルを大(b) 93 サンプル

サンプル，124 サンプル，153 サンプルである．

10

本節では，3.2 節の RELAP5 による不確かさ解析

0を対象として，95% 累積確率値の順序統計法による-10評価と代替統計モデルによる評価を比較した．具体-20

的には，RELAP5 による不確かさ解析（1024 サン-30プル）から，59 サンプル，93 サンプル，124 サンプ
0

20

40

60

80

100

120

Number of folds for cross-validation (-)

140て，順序統計法により安全評価パラメータ PCT の
95% 信頼水準／95％累積確率値を求めた．また，各々30のケースに対して，これを学習データとして代替統20計モデルを構築し，全データに対する 95％累積確

10率値を求めた．代替統計モデルとしては，4.2 節に

0

おいて交差検証により 95% 累積確率値の評価精度-10を確認した２次回帰を使用した．

-20
-30

図 13 および表６に，無作為に抽出した 100 ケー
0

20

40

60

80

100

120

140

Number of folds for cross-validation (-)160(d) 153 サンプル
図 12ルおよび 153 サンプルのデータセットを無作為にそれぞれ 100 ケースずつ抽出し，各々のケースに対し(c) 124 サンプル

160

なモデルと評価できる．

20

100

140

は，２次回帰モデルが統計的安全評価にあたり適切

4.3 順
 序統計法との比較

30

Error (K))

全データに対する 95% 値誤差とほぼ一致した．

30

tion)

227

図12 交差検証による二乗平均平方根誤差と 差検証による二乗平均平方根誤差と 95% 値誤差
交の評価（SVM 回帰）スのデータセットに対して，PCT の 95% 値を順序統計法と代替統計モデルで評価した結果を比較して示す．
図 13 に お い て， 赤 実 線 は RELAP5 不 確 か さ 解析（1024 サンプル）の 95% 累積確率値，青破線はRELAP5 不確かさ解析の平均値を示す．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-13

228

表６

1000

980

項目

960

Temperature (K)

920
900
880

860
840
820

800

図 13

順序統計法

代替統計モデル59 サンプル（100 ケース）

940

780

順序統計法と代替統計モデルによる95% 値の分布

0

1

2

3

4

順序統計法 59サンプル
順序統計法 93サンプル
順序統計法 124サンプル
順序統計法 153サンプル
RELAP5 (95%値)

5

6

7

8

9

10

11

12

代替統計モデル 59サンプル
代替統計モデル 93サンプル
代替統計モデル 124サンプル
代替統計モデル 153サンプル
RELAP5 (平均値)

順序統計法と代替統計モデルによる 95% 値の分布

図 13 から分かるように，順序統計法による 95%
値の評価はサンプリングケースごとのバラツキが大きい．また，RELAP5 不確かさ解析よりも高めの評価となる傾向がある．特に，59 サンプルや 93 サ
ンプルの場合は，RELAP5 不確かさ解析の平均値との差異以上に 95% 値を高めに評価する場合がある．一方，代替統計モデルによる 95% 値の評価は，
順序統計法よりもサンプリングケースごとのバラツ
キが小さく，サンプリングケースに渉って平均した値は，RELAP5 不確かさ解析の 95% 値（885.2 K）とほぼ一致する結果が得られた．
表６に示すように，順序統計法では，95% 値の評
価が RELAP5 計算値以上となる割合は約 95% である．これは，順序統計法が 95% 信頼水準の評価であることから妥当な結果である．一方，代替統計モ
デルでは，95% 値の評価が RELAP5 計算値以上となる割合はおおよそ 50% である．これは，100 ケー
スのサンプルを無作為に抽出したことから妥当な結果であると言える．

最大975.1 K

910. 8 K

最小872.4 K

874.7 K

平均値

918.0 K

888.7 K

標準偏差24.3 K   7.4 K

RELAP5 計算値
以上の割合

96%

65%

93 サンプル（100 ケース）
最大973.2 K

899.0 K

最小

877.6 K

875.8 K

平均値

907.6 K885.7 K

標準偏差15.3 K   4.4 K

RELAP5 計算値
以上の割合

97%

54%

124 サンプル（100 ケース）
最大945.8 K

893.0 K

最小

878.5 K

877.8 K

平均値

903.9 K

885.0 K

標準偏差12.3 K   3.4 K

RELAP5 計算値
以上の割合

96%

51%

153 サンプル（100 ケース）
最大935.2 K

893.2 K

最小

878.5 K

877.8 K

平均値

901.0 K

884.8 K

標準偏差10.2 K   3.0 K

RELAP5 計算値
以上の割合

95%

44%

5. 結
 言
統計的安全評価では，安全解析コードを用いた多数回のモンテカルロ計算により統計的安全評価値を順序統計法では，あるサンプリングケースに対す求める．
これを実施可能な計算時間で行うためには，る 95% 値の評価が，RELAP5 計算値よりも低くな

安全解析コードよりも計算コストの小さな代替統計るケース（5% の割合で生じる）であるのか，またモデルの適用が有効である．

は 95% 値を高く評価するケース（RELAP5 計算の本研究では，RELAP5 コードによる小破断 LOCA

95% 値と平均値の差異程度に高く評価する場合があ

模擬実験の不確かさ解析を対象に，安全評価パラり得る）であるのかの判断がつかない．一方，代メータの不確かさ解析に対する代替統計モデルの適替統計モデルでは，交差検証を行うことにより 95%

用性を検討した．

値の評価の誤差を推定することができる．

代替統計モデルによる 95% 累積確率値の計算精以上のことから，統計的安全評価を順序統計法に度を確認する方法として，交差検証法の適用性をより実施する場合は，代替統計モデルによる評価も検討した．RELAP5 不確かさ解析との比較により，併せて実施することが有益であると言える．

代替統計モデルによる 95％累積確率値の予測精度
は，学習データを用いた交差検証によって推定可能

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-13

であることを確認した．したがって，交差検証を行229

pp.400-409（1942）．

い 95％累積確率値の予測精度を確認した代替統計（7） A. Guba, M, Makai, P. Lenard, “Statistical

モデルを用いることにより，統計的安全評価が可能

aspects of best estimate method-I,”であると言える．

Reliability Engineering and System Safety,

順序統計法と比較し，統計的安全評価における代80, 217-232（2003）．

替統計モデルの有効性を検討した．順序統計法で（8） B.D. Chung, J.L. Young, “Multidimensional

は，評価に使用するサンプリングごとに 95% 累積

analysis of LBLOCA and uncertainty

確率値の評価が大きく変動するが，代替統計モデル

quantification by Monte-Carlo method,

では，
サンプリングケースごとのバラツキが小さく，

comparing with Wilks’ formula approach,”

RELAP5 計算値に近い結果が得られた．また，代Proceedings of the 13th International Topical

替統計モデルでは，交差検証を行うことにより 95%

Meeting on Nuclear Reactor Thermal

累積確率値の評価の誤差を推定することができる．

Hydraulics（NURETH13）, N13P1376,

以上より，統計的安全評価を実施する場合は，順

Kanazawa, Japan, September 27-October 2序統計法に加えて代替統計モデルによる評価も併せて実施することが有益であると言える．

参
 考文献

（2009）．
（9） I. Kinoshita, M. Murase, “RELAP5 codeanalysis of LSTF small break LOCA
tests with steam generator intentional
depressurization and its uncertainty（1） B. Boyack, R. Duffey, G. Wilson, P. Griffith, G.

quantification by Monte Carlo method andLellouche, S. Levy, U. Rohatgi, W. Wulff, N.

Wilks formula approach,” Proceedings ofZuber, “Quantifying reactor safety margins:

the ASME 2016 International MechanicalApplication of code scaling, applicability,

Engineering Congress & Exposition

and uncertainty（CSAU）evaluation（IMECE2016）, IMECE2016-66638, Phenix,

methodology to a large break, loss-of-coolant

Arizona, November 11-17（2016）．

accident,” NUREG/CR-5249（1989）．

（10） H. Asaka, I. Ohtsu, Y. Anoda, Y. Kukita, A.

（2） 日本原子力学会，“ 統計的安全評価の実施基

Ohnuki, “Core liquid level responses due

準：2008”, AESJ-SC-S001:2008（2009）．

to secondary-side depressurization during（3） D. Mandelli, C. Smith, A. Alfonsi, C. Rabiti,

PWR small break LOCA,” Journal of Nuclear

J. Cogliati, H. Zhao, I. Rinaldi, D. Maljovec,

Science and Technology, Vol. 35, No. 2,

P. Talbot, B. Wang, V. Pascucci, “Reduced

pp.113-119（1998）．

order model implementation in the risk-（11） H. Asaka, Y. Anoda, Y. Kukita, I. Ohtsu,

informed safety margin characterization“Secondary-side depressurization during

toolkit,” INL/EXT-15-36649, Idaho National

PWR cold-leg small break LOCAs based on

Laboratory（2015）．

ROSA-V/LSTF experiments and analyses,”（4） A. Alfonsi, C. Wang, J. Cogliati, D. Mandelli, C.
Rabiti, “Status of adaptive surrogates within
the RAVEN framework,” INL/EXT-17-43438,

Journal of Nuclear Science and Technology,
Vol. 35, No. 12, pp.905-915（1998）．
（12） 木下郁男，鳥毛俊秀，村瀬道雄，吉田至孝，

Idaho National Laboratory（2017）．

中村秀夫，竹田武司，“ 小破断 LOCA 時高圧（5） I.H Witten, E. Frank, M.A. Hall, C.J. Pal,

注入系不作動事象への統計的手法の適用〜総“Data Mining: Practical Machine Learning

合効果試験解析〜 ”，INSS JOURNAL, Vol.20,

Tools and Techniques,“ Morgan Kaufmann,
Massachusetts（2016）．
（6） S.S. Wilks, “Statistical prediction with specialreference to the problem of tolerance
limit,” Annals of Mathematical Statistics, 13,

pp.245-255（2013）．
（13） The RELAP5 code development team,“RELAP5/MOD3 code manual”, NUREG/
CR-5535（1995）．
（14） 山 田 実， 南 雲 宏 一， 木 下 郁 男， 村 瀬 道 雄，

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-13230

吉田至孝，川崎郁夫，“ 小破断 LOCA 時高圧状化）”，日本原子力学会 2014 春の大会，L24

注 入 系 不 作 動 事 象 の PIRT 作 成 お よ び 重 要（2014）．

現 象 の 感 度 解 析 ”，INSS JOURNAL, Vol.18,
pp.294-309（2011）．

（22） C. Clark, J.P. Schlegel, T. Hibiki, M. Ishii, I.
Kinoshita, “Uncertainty in RELAP5/MOD3.2（15） M.J. Griffiths, J.P. Schlegel, T. Hibiki, M.

calculations for interfacial drag in downward

Ishii, I. Kinoshita, Y. Yoshida, “Phenomena

two-phase flow,” Annals of Nuclear Energy,

identification and ranking table for thermal-

Vol. 94, pp230-240（2016）．

hydraulic phenomena during a small-break（23） R . H . M y e r s , D . C . M o n t g o m e r y , C . M .

LOCA with loss of high pressure injection,”

Anderson-Cook, “Response Surface

Progress in Nuclear Energy, Vol. 73, pp.51-

Methodology: Process and Product63（2014）．

Optimization Using Designed Experiments,”（16） T. Torige, I. Kinoshita, “Application of thestatistical safety evaluation method to theForth Edition, John Wiley & Sons, Inc.,
Hoboken, New Jersey（2016）．

small break LOCA with high pressure（24） C.E. Rasmussen, C.K.I. Williams, “Gaussian

injection failure（Quantification of theProcesses for Machine Learning,” the MIT

uncertainty of uncovered core heat transfer

Press, Cambridge, Massachusetts, London

model）,” Proceedings of the ASME 2013（2006）．

International Mechanical Engineering（25） C.M. Bishop, “Pattern Recognition andCongress & Exposition（IMECE2013）,

Machine Learning,” Springer-Verlag, New

IMECE2013-64305, San Diego, CA, November

York（2007）．

13-21（2013）．
（17） 木下郁男），鳥毛俊秀，山田実），“ 炉心内相間摩擦にかかる RELAP5 モデルの不確かさの
定 量 化 ”），INSS JOURNAL, Vol.24, pp.201210（2017）．
（18） I . K i n o s h i t a , T . T o r i g e , M . Y a m a d a ,“Uncertainty quantification of the RELAP5interfacial friction model in the rod bundle
geometry,” Journal of Nuclear Engineeringand Radiation Science, Vol.2, No.2, 021003（2016）．
（19） 鳥毛俊秀，木下郁男，山田実，“ 小破断 LOCA
時高圧注入系不作動事象への統計的手法適用〜被覆管酸化，崩壊熱，被覆管変形および伝熱管凝縮に係る RELAP5 モデルの不確かさの
定 量 化 ”，INSS JOURNAL, Vol.21, pp.213222（2014）．
（20） 楠木貴世志，村瀬道雄，冨山明男，“ 蒸気発
生器に伝熱管下端における気液対向流制限に関 す る 研 究 の レ ビ ュ ー ”，INSS JOURNAL,
Vol.24, pp.211-220（2017）．
（21） 鳥毛俊秀，木下郁男，山田実，“ 小破断 LOCA
時高圧注入系不作動事象への統計的手法の適用；（9）重要現象に係るモデル不確かさの定量化（伝熱管凝縮熱伝達，低温側配管水平層

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-14231

瓦礫等による放射線源の評価手法を反映した線量評価システムの高度化
Improvement of dose evaluation system that reflects the evaluation method of radiation
sources such as debris
川崎郁夫（Ikuo  Kawasaki）＊1
久米恭（Kyo Kume）＊2

髙木河瀬俊弥（Toshiya Takaki）＊1

宇宙（Uchuu Kawase）＊3

要約
東京電力（株）福島第一原子力発電所事故の反映として，原子力災害時に発電所構内で瓦礫等による放射線源が出現した際の被ばく線量を評価するための手法を検討した．（公財）若狭湾
エネルギー研究センターとの共同研究により，日本原子力発電（株）が上空からドローンを用いて測定した放射線データを活用して，（公財）若狭湾エネルギー研究センターにおいて上空での線量分布を地上における線量分布にする換算式を作成した．INSS において，線量評価システムに発電所上空で測定した放射線量を地上 1 m での線量に換算する機能および線量率マップ上への放射線源表示機能を線量評価システムに追加し，線量評価システムの高度化を図った．
キーワード

線量評価システム，放射線源，ドローン，放射線測定，線量率マップ

Abstract
In a reflection on the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Stationof Tokyo Electric Power Company, we examined a method for evaluating the exposure dosewhen a radiation source such as debris would result on the premises of a power station during
a nuclear accident. In collaboration the Wakasa Wan Energy Research Center, we developed
a conversion formula for converting the dose distribution in the sky into the dose distribution
on the ground utilizing radiation data that the Japan Atomic Power Company measured with aflying drone. We improved the dose evaluation system by adding two functions to this system;
the first converts the radiation dose measured above the power plant into a dose at 1 m above
the ground and the second provides a radiation source display for the dose rate map.
Keywordsdose evaluation，Radiation source，Drone，
Radiation measurement，Dose rate map

1. 緒
 言

原子力災害時の作業員の被ばく量を予測するために（株）原子力安全システム研究所（以下，「INSS」

よる放射線源からの被ばく量を評価し，加える必要という）では，平成 13 〜 19 年度にかけて，原子力がある．

は，従来の線量評価システムの評価結果に瓦礫等に災害時における関西電力（株）の原子力発電所構内

日本原子力発電（株）（以下，「原電」という）では，（建屋内・建屋外）の被ばく線量を評価するために，

2016 年３月に原子力緊急事態支援組織（原子力緊

（1）
〜
（5）

線量評価システムを開発した．

急事態支援センター）を設立し，従来からの緊急事

東京電力
（株）
福島第一原子力発電所事故では，水態対応，要員訓練等に加え，活動拠点となる福井県

素爆発により瓦礫等が大量に発生し，それが放射線

美浜町の施設の建設，資機材の調達等を行ってきた．

源となり，復旧作業に影響を及ぼした．そのため，また，原子力緊急事態支援組織は，活動拠点となる＊ 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）

若狭湾エネルギー研究センター＊ 3 関西電力（株）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-14232

福井県美浜町の施設の完成に伴い，2016 年 12 月かあるため，機体制御に用いられる GPS 信号を取り

ら美浜原子力緊急事態支援センター（以下，「支援

合うこともない．また，一定間隔でのデータ送受信センター」という）として本格運用を開始した．

を行うシステムである．そのため飛行状況によって支援センターの役割は，原子力災害発生時に速やかに発災事業所へ資機材，要員を派遣し，発災事業は，意図する位置でデータを収集できない可能性がある．

者と協働して高放射線量下での原子力災害に対応す

放射線測定システムとは別に，機体寸法から生じること，および，通常時に原子力災害対応用遠隔操る制約としては，機体の最大幅が 89 cm であり，特作ロボット等を集中的に配備・管理し，原子力事業に遠隔で操縦する場合には，対象箇所への近接が困者要員に対する操作訓練を実施することである．そ難であるという点があげられる．このドローンの導して，原子力災害の対応として発電所構内で瓦礫等入の主たる目的は，原子力発電所構内を効率よく俯による放射線源が出現した場合に，上空からドロー

瞰し，取り残されている作業員等を発見することでンを用いた放射線測定を実施する計画が進められてある．したがって，できるだけ遠方から画像を提供

（6）

．

いる

できるかが主眼であり，線量値をピンポイントで取（公財）
若狭湾エネルギー研究センター（以下，「若得することとは相反している．

狭エネ研」という）では，原子力事故への対応とし

これらのことから，このドローンに搭載する放射て，環境中に放出され，広範囲にわたって沈着して線測定システムで取得する線量値は，一定程度の高いる放射能の分布を，迅速かつ正確に把握するため度で取得されるものであり，地表付近での線量値をの技術を開発し，汚染された地域での測定試験を通必ずしも反映するものではないことがわかる．そこ

して，評価対象場所の状況に即した測定方法やデーで，この放射線測定システムで取得する飛行高度で（7）．

の線量値を地上付近での線量値に変換する関数を導INSS と若狭エネ研は，原電において上空で測定出しておく必要があり，これにより現有のドローン

した放射線データを活用して，地上での被ばく線を有効活用して原子力発電所構内地表に出現する瓦量の評価を実施することを目的として共同研究を

礫等の放射線源分布を効率的に取得することが可能

タ解析法を検討している

（8）

行った

．

になるものと考えられる．

2. 原
 電美浜原子力緊急事態支援センターの放射線測定用ドローンの状況
支援センターには，原子力災害時に高所からの情報収集に使用する放射線災害対策用のドローンとして DJI 社製（（株）日本サーキット開発）の Matrice
210RTK が導入されている（図１）．モーターピッチ 64 cm，最大幅 89 cm，高さ 41 cm，機体総重量
5.2 kg であり，最大15分間の連続飛行が可能である．
このドローンは，通常は可視カメラと赤外線カメラ

図１

支援センターに導入されたドローン

図２

ドローンに搭載される放射線線量計を搭載し，リモート操縦により高所からの現場撮影を行う用途に使用されることになっている．カメラと放射線測定器を交換することにより，放射線測定も可能である．支援センターは原電の一組織であるが，組織の内外を問わず，また炉型を問わず，原子力災害時に緊急運用される．
このドローンで放射線測定をする際は，上述のよ
うにカメラと放射線測定器（図２）を交換して搭載し，運用することとなっている．この放射線測定シ
ステムは，機体制御から独立した単体のシステムで

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-14

233

3. 若
 狭エネ研による換算式作成
3.1 地
 上付近での線量値への変換方法
換算式を作成するにあたり，ドローンに搭載した放射線測定器が真下からの放射線のみ検知するという前提と，下方の全方位らの放射線を検出するという前提が考えられる．後者の方が精緻な計算ができると判断されるが，今回は線量評価システムへの線
量換算機能の追加が可能であることが確認できた前者を採用することとする．
若狭エネ研では，モンテカルロ計算により，ガンマ線源として地上に落下した単体の瓦礫を模擬し，測定位置における線量値を瓦礫からの距離の関数として表現している．
モンテカルロ計算コードとしては PHITS 3.0.2（9）を採用している．なおこの版の PHITS では電磁シャワーカスケード計算コード EGS が組み込まれており，この EGS コードも利用するものとしている．

図３

 礫寸法 1 m × 1 m × 1 m，強度 1 MBq/cm3 の場
瓦合の瓦礫の場所を含む垂直断面線量分布（カラー
マップの単位は µSv/h）

図４

 礫上空（原点に直交する高度方向）の空間線量
瓦分布（対数表示）計算体系として，地表に原点を置き，原点から200 m 以内のほぼ半球内を計算体系としている．計
算体系のうち地表よりも上部は空気で満たされ，地表よりも下部は土壌としている．瓦礫は上述のように単体とし，原点に配置している．瓦礫は立方体で土壌と同一の化学成分とし，放射線源としてはセシ
ウム 137 が均等に瓦礫中に配置されているものとしている．瓦礫の寸法は 1 m × 1 m × 1 m とし，線源
強度は可変としている．

3.2 線
 量値計算結果
まず線源強度を 1 MBq/cm3 としたとき（すなわ
ち瓦礫全体の線源強度が 1 TBq）の計算された出力を図３と図４に示す．図３は原点（瓦礫のある場所）
を含む垂直断面における空間線量分布である．図４

によるものであると推定し，式（1）を換算式として

は原点（瓦礫のある場所）に直交する高度方向の空いる．

間線量分布である．

3.3 換
 算式の考察
図３，図４により，ドローンにより計測した上空での線量値を瓦礫周囲での線量値に換算することが可能となる．
図４から，高度 Z［m］と線量値 D［µSv/h］の相関は，指数関数的なものではなく，高度のべき乗

D = A Z -B

（1）

ここで A［µSv/h］は定数，B は変数である．地
上における線量値により A を決定することにし，残る B については χ 二乗検定（図５，図６）により，
A = 5.893 µSv/h，B = 2.533 としている．この結果を図７に示す．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-14234

内の線量率を迅速に評価し，事象緩和措置を講じる
場合の従業員被ばく線量を推定できるほか，環境への放出放射能量を評価することができ，原子力発電所緊急時に電力会社における対策立案の判断を支援することが期待され，現在でも原子力防災訓練等で活用されている．
図８に線量評価システムの概要を示す．炉内の蓄積放射能量をデータベースから与え，事象進展解析
を MAAP4 コードで実施する．その結果，発電所内にどのくらいの強度の線源が分布するのか分かる．
Auto CAD により，線源と評価点の間の距離等を算
出し，被ばく計算コードを利用して線量率を計算し，
図５

図６

変数 B と χ ２乗和

滞在時間から被ばく線量を計算する．最終的に，従業員の被ばく線量結果や線量率マップを出力する．

変数 B と χ ２乗和（χ ２乗和の極小値付近を拡大）
図８

線量評価システムの概要

4.2 線
 量評価システムへの線量換算機能 および放射線源表示機能の追加
若狭エネ研が作成した換算式を用いて，発電所上空で測定した放射線量を地上 1 m での線量に換算す
る機能を線量評価システムに追加するにあたり，線
図７

瓦礫上空の線量高度分布（黒丸）と近似式（灰色）4. 線
 量評価システムの高度化
4.1 線 量評価システムの概要
INSS では，平成 13 〜 19 年度にかけて，関西電力（株）の発電所構内（建屋内・建屋外）の被ばく線量

量評価システム（敷地周辺線量）画面（図９）に「上空→地上 1 m の線量計算」を追加し，測定した線量，
高度等のデータを入力した CSV ファイル（図 10）を読み込み，指定した換算式を用いて線量換算を自動計算できるようにした．
，高度
換算式は，地上 1 m の線量を D1［mSv/h］
Z［m］の線量を Dz［mSv/h］として，式（1）を D1を求める式に書き直すと式
（2）
になる．

を評価するために，線量評価システムを開発した．
本システムは過酷事故時の原子力施設内及び敷地

D1 = Dz / 5.893 Z -2.533

（2）

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-14

235

図 10
図９

線量評価システム（敷地周辺線量）画面

線量評価システムにおいて，発電所構内の線量
率マップは，構内配置図の図面を AutoCAD に取り込み，AutoCAD において位置座標を設定している．
原電のドローンによる放射線測定の位置座標は，
GPS 機能により経度および緯度で表示されるが，線量評価システムにおける評価点の位置座標（X，Y，Z）は，格納容器中心を（０，０，０）とし，Y 軸の正方向を PN（プラント北）とする右手直交座標系としている．Z 座標については，区画内道路の高さの平均値や代表値を取るようにしている．
また，線量評価システムには事故発生時に発電所
構内（建屋内，建屋外）の線量が一目でわかるよう
線量率マップを表示する機能がある．今回の放射線読み込み用 CSV ファイル

位置（座標） 線量（測定値）Dz
A-05
B-01
B-02
B-06
C-02
C-03
C-06
C-07
D-02
D-03
D-04
D-05
D-06
D-07
E-01
E-02
E-03
E-04
E-05
E-06
E-07
E-08
F-02
F-03
F-04
F-05
F-06
F-07
G-02
G-03
G-04
H-02
H-03
H-04

高度Z

4.00E-02
1.64E-03
5.89E-03
1.78E-03
1.05E-01
3.20E-04
5.46E-03
4.12E-03
2.22E-03
2.09E-02
6.68E-02
5.30E-01
5.94E-01
2.14E-02
1.06E-01
2.04E-01
9.87E-02
5.63E-01
7.01E-02
2.30E-01
5.75E-01
6.31E-01
4.79E-02
7.50E+00
8.21E+00
1.26E-01
2.48E-01
4.58E-03
9.70E-04
2.14E-02
2.49E-01
1.23E-01
8.52E-02
4.56E-03

源について，線量の地上 1 m の線量計算結果で最も

図 11

線量の高い地点を線量率マップ上に表示できるよう

21
3.71
4.5
3.49
10.11
4.3
4.65
8.53
5.4
6.66
4.9
4.36
4.51
5.5
8.84
7.68
4.72
3
3.58
2.2
3.36
3.89
4.6
5
4.88
5.14
7.63
5.89
1.85
2.69
2.47
5.23
4.67
8.89

地上1mの線量（換算値）D1
換算値の差(SADOSE-エクセル）
SADOSE
エクセル
1.52E+01
1.52E+01
0.00
7.70E-03
7.70E-03
0.00
4.51E-02
4.51E-02
0.00
7.16E-03
7.16E-03
0.00
6.25E+00
6.25E+00
0.00
2.18E-03
2.18E-03
0.00
4.54E-02
4.54E-02
0.00
1.59E-01
1.59E-01
0.00
2.70E-02
2.70E-02
0.00
4.32E-01
4.32E-01
0.00
6.35E-01
6.35E-01
0.00
3.75E+00
3.75E+00
0.00
4.58E+00
4.58E+00
0.00
2.73E-01
2.73E-01
0.00
4.49E+00
4.49E+00
0.00
6.05E+00
6.05E+00
0.00
8.53E-01
8.53E-01
0.00
1.54E+00
1.54E+00
0.00
3.01E-01
3.01E-01
0.00
2.88E-01
2.88E-01
0.00
2.10E+00
2.10E+00
0.00
3.34E+00
3.34E+00
0.00
3.88E-01
3.88E-01
0.00
7.50E+01
7.50E+01
0.00
7.72E+01
7.72E+01
0.00
1.35E+00
1.35E+00
0.00
7.24E+00
7.24E+00
0.00
6.94E-02
6.94E-02
0.00
7.82E-04
7.82E-04
0.00
4.45E-02
4.45E-02
0.00
4.17E-01
4.17E-01
0.00
1.38E+00
1.38E+00
0.00
7.17E-01
7.17E-01
0.00
1.96E-01
1.96E-01
0.00

出力結果の確認にした．なお，線量率マップは100 m 四方のメッシュ計算の際には位置座標を線量評価システムで設

で区画を設定し，各々の区画の中心位置を基準点と定している区画番号に変更しなければならなして設定しているため，線源表示箇所はこの基準点

い．

を使用することとした．

②線量率マップでは１つの区画の範囲を 100 m 四線量換算機能の検証については，検証用データを方のメッシュとしているため，線量率マップの用いて，線量評価システムによる出力結果とエクセ

区画基準点を線源表示箇所とすると，上空からルによる計算結果の比較を実施し，線量値に差異が測定した地点と線量率マップの表示地点にかなないことを確認した．結果を図 11 に示す．

り差が出てしまう．

5. 今
 後の課題
今回の線源表示箇所の設定において，線量評価シ
ステムの区画基準点を使用することとしたが，以下の課題がある．
①原 電の放射線測定では位置座標は GPS 機能により経度および緯度で表示されているが，線量

そのため，今後の課題として線量評価システム
が経度および緯度に対応できるようシステムを変更する必要がある．

236

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 NT-14

6. 結
 言

文
 献

東京電力
（株）
福島第一原子力発電所事故の反映と（1） 吉田至孝，入江隆，郡山民男，工藤清一，西して，原子力災害時に発電所構内で瓦礫等による放村和哉，“ シビアアクシデント時の発電所内射線源が出現した際の被ばく線量を評価するための被ばく線量評価手法の検討 ”，INSS Journal，手法を検討した．

Vol.8，P.174（2001）．

INSS と若狭エネ研は，原電において上空で測定（2） 吉田至孝，入江隆，郡山民男，工藤清一，西した放射線データを活用して，地上での被ばく線量

村和哉，“ シビアアクシデント時原子力発電の評価を実施することを目的として共同研究を行っ

所内被ばく線量評価手法の検討 ”，日本原子た．若狭エネ研において，上空での線量分布を地上力学会和文論文誌，Vol.1，pp.85-95（2002）．

における線量分布に換算する試みを行い，モンテカ（3） 恩田隆司，吉田至孝，工藤清一，西村和哉，“ シルロ計算により単体の瓦礫についてはべき乗の形でビアアクシデント時原子力発電所内線量評価

上空と地上の線量値を紐付けできることを明らかにシステムの改良 ”，INSS Journal，Vol.10，p.241

し，換算式を作成した．また，INSS において，線（2003）．

量評価システムに発電所上空で測定した放射線量を（4） 佐々木泰裕，南則敏，吉田至孝，“ シビアア

地上 1 m での線量に換算する機能および線量率マックシデント時原子力発電所内線量評価システ

プ上への放射線源を表示する機能を追加し，線量評

ムの改良－線量率換算係数の導入とアクセ

価システムの高度化を図った．

スルート編集機能の追加－ ”，INSS Journal，
Vol.13，P.296（2006）．
（5） 川崎郁夫，吉田至孝，“ シビアアクシデント
時発電所内被ばく線量評価技術の開発と適用~ アクシデントマネジメントガイドライン知
識ベースの整備 ~ ”，INSS Journal，Vol.20，
P.236（2013）．
（6） 日本原子力発電株式会社ホームページ，“ 美浜原子力緊急事態支援センター ” http://www.
japc.co.jp/emergency-support/index.html（7） 公益財団法人若狭湾エネルギー研究センター
ホームページ，“ 原子力事故への対応 ” http://
www.werc.or.jp/outline/soshiki/kenkyu/leaflets/
leaflet_Medic_6.pdf（8） 久米恭，川崎郁夫，中村晶，“ 瓦礫等による放射線源出現に対する評価手法の検討 ”，若狭湾エネルギー研究センター研究年報（平成29 年度），第 20 巻，P89（2018）．
（9） T. Sato, K. Niita, N. Matsuda, S. Hashimoto,Y. Iwamoto, S. Noda, T. Ogawa, H. Iwase,
H. Nakashima, T. Fukahori, K. Okumura,T. Kai, S. Chiba, T. Furuta and L. Sihver,Particle and Heavy Ion Transport Code
System PHITS, Version 2.52, J. Nucl. Sci.
Technol. 50:9, 913-923（2013）．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-1

237

潜在リスク気付き支援研修の試行と展望
A Pilot Study and Prospects for Training to Support Potential Risk Awareness作田博（Hiroshi Sakuda）＊1

北村

正晴（Masaharu Kitamura）＊2

要約
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，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 2018 年には，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．この試運用では，質問群の分かりやすさなど研修ツールについての評価が主体であった．そこで，本稿では 2019 年に実際の研修のスタイルをとり，研修を試行したので，その結果から本研修の課題を抽出するとともに，展望について報告する．
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，気付き，研修，原子力発電所

Abstract
We developed questionnaires to make it easier for workers to become aware ofpotential risks in nuclear power plants, by using the original questionnaire items based on theRAG（resilience assessment grid）which is proposed in the framework of resilience engineering.
We conducted a trial training in 2018 using these questionnaire items and confirmed theirusefulness. In this trial operation, evaluation of training tools such as the intelligibility of thequestionnaires was the main focus. We therefore conducted a further trial training for actual
work situations in 2019. In this paper, we report on the issues that were extracted from theresults of this trial as well as the prospects and potentials of this questionnaire-based training.
Keywords

resilience assessment grid, potential risk, awareness, training, nuclear power plant

1. は
 じめに

2. 目
 的

東京電力福島第一原子力発電所事故（2011.3.11

潜在リスク気付き支援研修を試行し，本研修の有発生）は，想定外事象に対する日頃からの準備

効性を確認するとともに，より有効性を高めるためや緊急時での柔軟な対応が可能となる能力を醸の課題を抽出することを目的とした．

成 し て お く こ と の 重 要 性 を 教 訓 と し て 残 し た．
この教訓を発電所現場で具体的に実践するため，レジリエンス・エンジニアリングにおいて提唱されているレジリエンス・アセスメント・グリッド（RAG）（E. Hollnagel ら，2014）と呼ばれる質問群

3. 研 修の思考3.1 試
 行方法を活用した潜在リスク気付き支援ツールの開発に取対象とする質問は，これまでに開発した RAG 改

り組み，2018 年までに RAG 改訂版質問群のプロト訂版質問群（対処する能力，監視する能力，学習すタイプが完成した（作田ら，2019）．2019 年には本る能力および予見する能力毎に作成）のうち，対処

プロトタイプを活用して実際の研修スタイルに基づする能力に絞り適用する．その理由は，研修にあてき潜在リスク気付き支援研修（仮称）を試行したのられる時間が業務繁忙のため制約されることに加えで，本稿では本研修の試行結果，および課題について，４つの能力のうちでは対処する能力から着手すて報告する．

ることが．研修対象者も理解しやすいと思われること，RAG 提唱者の Hollnagel もその方向性を推奨し＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所＊ 2 （株）
テムス研究所社会システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-1

238ている（E. Hollnagel, 2017）ことによるものである．

欄を設けたアンケート調査を実施する．アンケート

研修対象者は，電力会社原子力部門の上位機関の帳票を図２に示す．
また研修対象者の繁忙を考慮し，役職者と担当者とする．

研修全体で２時間程度とする．

研修の進め方は，筆者らがコーディネータとなり，RAG 改訂版質問群（対処する能力）をもとに，研修対象者に対して質問を投げかけ，その回答を

3.2 試
 行結果

自由に求めることとした．回答は，各自付箋に記入

2019 年 12 月 12 日 の 午 前 に， グ ル ー プ １：A 氏

し，机上の見やすい位置に配置しながらブレーン（役付者），B 氏（担当者），C 氏（担当者），午後

ストーミングし，後に壁に貼り付けることとした．

にグループ２：D 氏（役付者），E 氏（担当者）の今回は初めての研修の試行ということもあり，事例

計５人を対象に，各グループ２時間の研修を試行

取得の観点から２回のサイクルを回すこととする．

した．

回答に際しては研修対象者による自由な意見交換も行えるようにした．研修対象者には本研修の１週間

3.2.1 検
 討事象例の内容

前に本研修のねらいと，質問の大まかな流れを伝え
各グループにはまず，対処困難だと思われる事象

ることした．本研修における質問の大まかな流れを

例の回答を求めた．東電福島事故以降，規制当局お図１に示す．
研修終了後には，本研修の必要性，時間，進め方，

よび電気事業者においては安全の更なる向上を目指

および効果についての５段階評定，および自由記述

し，新規制基準に即した設備の増強や訓練の充実などに取り組み，想定外を想定内にしていく努力を行っている．このような状況下で更なる対処困難な状態を想起することは難しい一面もあるが，安全の向上にはリスクの抽出とこれを低減する取組みを継続することが肝要であるため，敢えて対処困難な状態を想定することを求めた．
各グループとも複数の事象例が提起され，特に重要と判断した事象例は，グループ１では「緊急時に要員が集まらない」「リソースは無限にない」，
グルー
プ２では「アクセスルート使用不可」「交流動力電源使用不可」が挙げられた．

図１

グループ１の事象例「緊急時に要員が集まらな

質問の大まかな流れ
アンケート項目

１ 必要性

２

時間

自由意見

今回の研修のねらいは、「各業務の潜在リスクに意識を向け、その抽出と低減活動を支援する」ことです。このような研修の必要性は？
５．非常に必要
４．少し必要３．どちらとも言えない
２．あまり必要でない
１．全く必要ない
今回の研修の時間は？
５．非常に長い
１．非常に短い

４．少し長い３．適当

２．少し短い

今回の研修の進め方は？
３ 進め方 ５．非常に良い
４．良い
３．ふつう
２．少し改善の余地あり
１．大きく改善の余地あり
４

効果

今回の研修のねらいに対する効果は？
５．非常に効果が期待２．あまり効果がない

４．少し効果が期待
１．全く効果がない
図２

３．どちらとも言えない

アンケート帳票

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-1

239

い」では，
要員数としては十分に確保をしているが，なり，質問の投げかけや，研修の進行を行った．

自然災害発生後は要員自身や要員の家族も災害にコーディネータとしては，研修対象者自身に気づいあっている可能性があり，要員が緊急時の対策本部てもらうことが肝要との認識で，介入を意図して減に参集しにくい状況になる．そのため，家族の帯同らしてきた．研修対象者のアンケート結果では，良を認める，参集先の医療体制を強化し，参集する方

いとの評価であったが，オブザーバーからはさらにが安全・安心という状況を構築する，参集しなくて支援の工夫を加えた方が良いとのコメントがあり，もよい仕組みを検討するなどのアイデアが出されてこれについては後で述べる．

いた．さらに，抜き打ち訓練として休日での参集率の確認を行うなどの具体方策案も出されていた．
他グループ，他事象においても，同様に議論され，種々の具体方策案が提言されていた．
3.2.2 ア ンケート調査の内容（4）効果
問４「今回の研修のねらいに対する効果は？」に対して，５．非常に効果が期待，４．少し効果が期
待，３．どちらとも言えない，２．あまり効果がな
い，１．全く効果がない，の５段階評定で回答を求めた．その結果，各グループの平均値は，グループ（1）必要性１では 3.7 点，グループ２では４点であった．

問１「今回の研修のねらいは，「各業務の潜在どちらのグループにおいても，本研修の効果はリスクに意識を向け，その抽出と低減活動を支援す

十分ではないにしろ期待感が生まれている．本研修る」ことです．このような研修の必要性は？」に対の実際の効果確認は，実業務において潜在リスクのして，５．非常に必要，４．少し必要，３．どちら気付き力が発揮される場面であると思われるので，とも言えない，２．あまり必要でない，１．全く必今後，研修と実務がうまくリンクしていくような要ない，の５段階評定で回答を求めた．その結果，仕組みの検討が必要である．

各グループの平均値は，グループ１では 4.7 点，グループ２では５点であった．
どちらのグループにおいても，本研修の必要性は高く評価されていると考えられる．

（5）自由意見
アンケート調査では研修対象者に自由意見についても回答を求めた．また本研修には研修対象者と同じ企業，同じ部門の役職者２人がオブザーバーとし（2）時間て参加し，コメントを得ることができた．得られた

問２「今回の研修の時間は？」に対して，５．非意見・コメントの中から本研修の課題ととらえられ常に長い，４．少し長い，３．適当，２．少し短い，る点を抽出し，それらの課題に対する現時点での１．非常に短い，の５段階評定で回答を求めた．そ筆者らの検討方針について表１にまとめる．

の結果，各グループの平均値は，グループ１，２ともに３点であった．

本研修のねらいは，研修対象者自身が従事している各業務の潜在リスクに意識を向け，その抽出

本研修の時間は，２時間が適当とのことであった．

と低減活動を行うことを支援することである．知気づきに関する研修では，一般的に受講者の納得感識習得のための研修とは異なり，自分自身が潜在が得られない場合は研修効果が低いといわれている

リスクの重要性に気づくことを求めているため，研ので，時間については研修内容とのバランスを見な

修プログラムの設計と提示の方策にはさらに改善すがら，今後検討していく必要がある．

べき事項が残されている．また一般的には日常業務自体が繁忙であるため，潜在リスクについて深く検（3）進め方問３「今回の研修の進め方は？」に対して，５．
非常に良い，４．良い，３．ふつう，２．少し改善の余地あり，１．大きく改善の余地あり，の５段階
評定で回答を求めた．その結果，各グループの平均
値は，グループ１，
２ともに４点であった．
今 回 の 研 修 で は， 筆 者 ら が コ ー デ ィ ネ ー タ と討する時間が足りないという現実的な職場環境の問
題も踏まえたうえで，本研修の成果が実業務に継続して反映できる仕組みの検討も重要である．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-1

240

表１
提言者

研修対象者とオブザーバーの自由意見・コメントと検討方針

自由意見・コメント

検討方針

・ご指摘の通り，途中で強制的に打ち切ると腹落ち感がなく，研修の効果も期待できない．検討テーマ数
については，ブレーンストーミングの状況に応じて・２テーマではなく，１テーマに絞ってじっくり検討し決めることとしたい．
てもよい．
・今回は一つのグループ毎に実施したが，一度に複数グループを対象にすると，間接的に他グループの成果も共有でき，相乗効果から新たな発想が生まれる可能性がある．

研修対象者

・今回は，「対処する」「監視する」「予見する」「学習する」の４能力のうち，研修時間の制約もあり「対処する能力」に限定したが，他の３つの能力も含めて実施
すると RAG の特徴がより見えてくると思われる．
・例えば，「学習する能力」に焦点を当てれば，「アポロ 13 号の事故から，原子力部門関係者が学ぶべき教訓は何か」のようなやり方もある．このような観点でのブレーンストーミングを行うことを通じて，発想の柔軟化が進むことが期待できる．

・RAG の特徴が見えなかった．

・共通課題（会社としての問題点）に対して実施するこ・今回の研修では，会社としての問題点に限定することで，全グループ共通認識を持って対策に取り組むことや事前のリスク抽出は求めなかった．研修対象とができる．
者個人の自由な発想力を高めるための方策について
・現業務のリスク抽出を行うのであれば，事前に現業務は，引き続き検討したい．
の洗い出しを行うようにする方が良い．
・結果を共有することで，対策実施箇所に検討依頼することができる．

・研修成果の共有は，重要であると認識している．事象例を共有することで新たな発想を生みやすいこと，また実務における安全性の向上につなげる可能性が上がることを期待している．

・最初に質問・発表の時間割り振りがあったほうが進め ・大まかにはなるが時間割の説明を研修の最初に行いやすい．
たい．ただ，進行は臨機応変に対応したい．

オブザーバー・今回の Brittleness（脆弱性）に着目する方式は，気づかなかった弱点の発見であるが，既視感を超えた発想をしてもらうためには，最初に，過去の大事故・発想の視点の転換が必要．転換につながるような工夫 （原子力に限らない）がどの程度に事前想起困難ながあった方がよい．
（または見逃しやすい）経緯で生起していたのかを簡単に解説する時間帯があってもよいと思われる．
・研修対象者の視点の転換につながるような方策については，引き続き検討したい．
・Safety- Ⅱの成功に学ぶということをどのように伝えるかも重要．

 とめ
3.3 ま・過去の成功事例の教訓から学ぶことも重要であると認識している．今後，「学習する能力」の視点でブレー
ンストーミングすることや，Safety- Ⅱ，RAG についての全体説明を設けるなどについて検討したい．

 とめと展望4. ま

電力会社原子力部門職員を対象にした潜在リスク

2018 年までに開発した RAG 改訂版質問群を活用

気付き研修を試行した．研修中における事象例の抽し，2019 年に電力会社原子力部門職員を対象に試出とそれにかかわる議論では，様々なアイデアや行した潜在リスクの気付き支援研修の結果について

具体方策などが提言され，研修が有効であったこと報告した．

はアンケート結果からも示された．

本研修におけるブレーンストーミングの様子や，

しかしながら同時に，より研修を充実させていく

アンケート調査結果から本研修の有効性は確認できための課題も明らかとなった．今後，これらの課

た．
また研修対象者およびオブザーバーの自由意見・

題解決に向けた具体的な検討を進めていく必要がコメントから本研修を充実していくための課題を得ある．

ることができた．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-1

本研修は，研修対象者自らが気付くことを目的としており，研修者側が正解を示して解説し，理解を深めるということではないため，気付きを支援する
ための工夫が必要である．今回は「対処する能力」
に関して Brittleness（脆弱性）の着眼点から種々質問を行うことで気づきの支援を行った．潜在リスクの重要性に鑑みると，１回の研修で終えるのではな
く，継続的に実施する必要があると考えている．本研修プログラムは，まだ１回の試行を終えたばかりではあるが，将来的に本格運用に移行できるポテン
シャルは有していると考えている．そのためには，研修者側が多様な視点を提供し続けることが必要であり，研修者側も研修対象者とともに成長していくことが求められている．そのために，常に課題を抽出し，解決していくというサイクルを回し続けながら，本研修の本格運用に備えたい．
 用文献
引
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，E.Hollnagel, 第 12 章，レジリエン
トな組織になるために，日科技連．
E. Hollnagel 他（編），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，E. Hollnagel, エピローグ，
日科技連．
作 田 博・ 北 村 正 晴（2019）．RAG を 活 用 し た 潜
在リスクの気付き支援に関する試行 . INSSJOURNAL, 26, 194-201.

241

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-2

242

ノンテクニカルスキルに着目した緊急時対応訓練の開発－（5）
たいかん訓練ガイドブックの作成－
Development of Emergency Response Training Focusing on Non-Technical Skills －（5）Preparation a Guidebook for ECOTEC －彦野賢（Masaru Hikono）＊1

松井裕子（Yuko Matsui）＊1

岩崎

真理（Mari Iwasaki）＊2

森田瑞穂（Mizuho Morita）＊2

要約
東日本大震災の教訓を踏まえ，緊急事態に備え発電所内に 24 時間常駐する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 ＊ 3）を開発した．訓練の目的は，対応困難な緊急の事態に直面しても如何なくパフォーマンスを発揮するために求められるノンテ
クニカルスキル（NTS）を高めることであり，2019 年度末までに発電所の職員（延べ 191 名）を対象に実施してきた．この訓練を安全性向上策のひとつとして今後も継続して実施していくため，発電所の訓練実施担当者が自主的に訓練を計画し実施する上でのガイドブックを作成した．本報ではその概略を紹介する．このガイドブックは，訓練をより円滑かつ効果的に実施する一助となるものと考える．
キーワード

緊急時対応訓練，ノンテクニカルスキル，ガイドブック

Abstract
Based on the lessons learned from the nuclear accident that occurred from damage
caused by the Great East Japan Earthquake and tsunami, a training program（Japanese name,
Taikan training; English name, ECOTEC＊3 was developed for executive class personnel who are
stationed 24 hours a day in the power station in case of an emergency. The training programaims at enhancing the non-technical skills required to demonstrate performance even in the faceof difficult situations, and by the end of 2019 it had been conducted for 191 employees of nuclear
power stations. Since it was decided that the power stations will continue this training as one of
the safety improvement measures, a guidebook for the power station training staff to plan andcarry out the training voluntarily was prepared. This report introduces the guidebook which will
help to implement ECOTEC more smoothly and effectively.
Keywords

emergency response training, non-technical skills, guidebook

1. は
 じめに

た専門知識や技量）を統合し，本部全体のパフォー
マンスを如何なく発揮するために必要なものであ2011 年に発生した東日本大震災をきっかけとし，る．また，
近年新たな安全概念であるレジリエンス・

原子力発電所の幹部クラス職員で構成する緊急時対エンジニアリングが注目されており，緊急事態およ

策本部において，本部構成員が保有するソフトスキび想定外事象が発生した際，強靭かつ柔軟なプロセ

ルもしくはノンテクニカルスキル（NTS）の重要スを創造して，被害を最小限にとどめ事態を収束さ性がクローズアップされた（久郷，2015）．これらせるような対処能力の向上にも関心が高まっていのスキルは，リーダーシップやコミュニケーション

る（芳賀，2012）．このような状況下で，チームパに代表される人間や組織運営に関連するもので，各フォーマンスを維持し高めるために，原子力発電所

本部構成員がもつテクニカルスキル（業務に直結し（長坂ら，2015），化学プラント（南川，2017）また＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所 社会システム研究所＊ 2 （有）インタークエスト＊ 3 ECOTEC: Experience / Core / Oversight Training for Emergency Commanders

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-2

243

医療（杉浦ら，2018）といった特に高い安全性が求められた開発者の想いや思想を記すこととした．発められる産業において，それぞれの職場の実情に即電所の担当者は異動などの理由で交代する場合が多した方法で組織構成員等に対する訓練が開発されて

く，もともとの開発経緯が伝わらないまま担当する

きた．

可能性もある．意義のある訓練を効果的に維持する＊4

ためには，実施しやすいという視点だけでなく，訓として，常に発電所に待機している当番者に求める練の基盤となる思想・考え方を伝えていくことが重８つの NTS 項目を抽出した．８つの NTS 項目は，要である．そこでガイドブックは，たいかん訓練の「コミュニケーション」，「ストレス下の意思決定」，

計画検討から開発，実施改善まで携わってきた研究「ストレス下の人間特性」，「権限委譲」，「状況把握」，

者４名が作成することとした．

彦野ら（2016）は，東日本大震災からの教訓「状況評価（認識）」，「組織管理」，および「非常事
態への事前準備」である．これらの NTS の向上を目的とした緊急時対応訓練として「たいかん訓練」

3. ガ
 イドブックの構成を開発し（彦野ら，2017），2019 年度末までに述べ前述の基本方針のもと，ガイドブックの構成を検

191 名の発電所幹部クラス職員を対象に実施してき討した．まず，訓練の狙いと背景にある考え方をガた．この訓練の中核は 40 分間の状況付与型演習でイドブック使用者に伝えることとした．たいかん訓ある．その特徴は，限られたリソース（時間・人）

練は最終的に何を目標としているのかを冒頭で明確の中で，次々と困難な状況が，コントローラー（演にすることで，発電所担当者および訓練協力者，そ習の仕掛け人）からプレイヤー（演習の対象者）にして，訓練参加者も含めたすべての関係者の意識合付与され，それらの状況にチームとして的確に即応わせを求めることとした（第Ⅰ章）．その後，たいすることが求められることである．

かん訓練の特徴や狙い，この訓練で何を鍛えること

なお，本訓練は，発電所の自主的な安全性向上策を期待しているのか（第Ⅱ章），そして具体的にどの一項目として継続的に実施していくとされておりのように鍛えるのか（第Ⅲ章）について体系立てて（関西電力株式会社，2020a），さらに，安全性向上

解説した．

評価届出（発電所定期検査終了時点での評価）でもたいかん訓練に言及されている（関西電力株式会社，
2020b）．本報では，各発電所のたいかん訓練実施
担当者（部署）が，訓練を自主的に計画・運営・実施できるよう作成した訓練手順書（ガイドブック）

以下に，各章の概要を記述する．

3.1 第
 I 章：たいかん訓練とは
本章では，訓練の狙いとその背景にある考え方をについて紹介する．

述べた．主な内容は以下の通りである．

2. ガ
 イドブック作成の基本方針〇目的「たいかん訓練ガイドブック」作成にあたり，そ練対象者は緊急時対策本部要員とし，最小限のリの使用者と主な内容を設定する必要がある．前章でソースで緊急事態の初動をマネジメントするためにも述べたとおり，今後たいかん訓練は，発電所が自必要となるノンテクニカルスキル習得の機会を提供

主的に計画・運営・実施していくため，ガイドブッ

し，緊急時対策本部チームのパフォーマンス向上に

クは発電所の訓練実施担当者（部署）が主に活用す資することを目的とした．

たいかん訓練の訓練対象者と目的を明示した．訓ることを想定して作成することとした．また，内容は，具体的な手続きとして，約４年間発電所と協働○たいかん訓練の特徴

しながら計画準備してきた要領書・手順書類を一通

従来の教育訓練の考え方とは異なるたいかん訓練り様式集として含めることとした．さらに，その前の４つの特徴を記述した．具体的には，（1）テクニ段には，吉田調書からの教訓抽出に始まる訓練に込

カルスキルを活かすためにノンテクニカルスキルを＊4 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
彦
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．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-2

244

鍛えること，（2）訓練参加者自身の気づきの機会を○ NTS8 項目

提供し，納得へと深化させること，（3）想定外を扱

NTS8 項目とは，吉田調書から得られた教訓を再うことで想像力を養うこと，そして，（4）正解のな

整理し，緊急時においてリーダーにもメンバーにもい状況下で，解決策を模索し続ける場をつくること必須となるスキル分類として集約したものであるである．従来の防災訓練やテクニカル訓練との違い（項目名は前述の通り）．ただし，訓練対象とするのを明らかにし，訓練の形骸化を避けるためにも，訓は８項目中「７項目」としている．
「非常事態の事

練実施者にはたいかん訓練の本質を解説した本節

前準備」は訓練対象外とした．

を，適宜読み返していただくことを期待している．

実際のたいかん訓練でみられた行動も含めて，具体的な例をあげて解説している．これらの実例が訓○開発プロセス
たいかん訓練を開発したプロセスとして，IAEA
が推奨している SAT ＊ 5 の考え方を示した．事故時の業務分析（吉田調書からの教訓抽出），スキルの設定と習得を目的とした訓練設計，シナリオ開発，実施・観察，評価というステップを体系的に行うことを示した．

3.2 第 II 章：学ぶべき教訓とスキル

練のシナリオ設計に生かされ，事後討議で参加者の「振る舞い」を振り返る際には，学ぶべきスキルがイメージしやすくなることを期待している．

3.3 第
 III 章：実施ガイド
本章では，発電所事務局として訓練実施に向けて行う具体的な準備，当日の実施事項および訓練後に実施する事項を時系列で記述した．参考として，過去に用いた手順書等を添付した．

本章では，緊急時対策本部において必要とされる業務を遂行するために，本部のリーダーやそのメンバーに求められるノンテクニカルスキル（NTS）
を解説した．ここでのスキルは，極めて希少な事例○訓練の構成時系列（２週間前から２週間後まで）を図示しながら，訓練の全体像を概説した．

である福島第一原子力発電所事故について作成された，吉田調書の詳細な分析（彦野ら，2016）から○体制（人およびハードウェア）構築

抽出されたものである．
「たいかん訓練」によって訓練の実施にあたって必要となる人的リソース

学ぶべき事柄を知識ベースで理解するための章であ（全体統括者やコントローラの役割）と機材設備にり，発電所の緊急事態でありがちな課題や，訓練中

ついて解説した．特にコントローラが，どのようなに挿入すべき阻害とはどのようなものかを記述し登場人物役で阻害をどのように付与するかを理解すた．

ることの重要性を強調した．また，阻害事項を効果的に付与するためのテクニックを整理した．

○吉田調書の分析から得られた教訓
福島第一原子力発電所事故の実事例から，緊急事○準備段階

態において発生する可能性があるノンテクニカルス

実施前に確認すべき事について解説した．中心とキルの観点から課題を，教訓として抽出した．これなるのは訓練の内容に深く関わる「シナリオ」と「阻らの教訓をたいかん訓練で学ぶために，シナリオ設害事項」の立案である．第 II 章で解説した教訓とス

計に取り入れられるよう整理して記載した．たいか

キルを用いて，
具体的なシナリオの作成例を示した．

ん訓練は想定外の事態をシナリオに組み込むため，ややもすると非現実的と捉えられかねない．しかし○実施段階実際に発生した事例に基づく「教訓」を挙げること

訓練の効果をより高めるための副読本や目標設定

で，NTS を身につけることの重要性の理解とリアのためのツールについて記述した．さらに，当日のル感を高めることが期待できる．

実施手順および演習後の参加者の気づきを高めるた＊5

SAT（Systematic Approach to Training）手法とは，体系的教育訓練手法と言われる．業務を分析し業務遂行に必要な知識・スキル
をリストアップし，これらの習得を目指すプログラムの設計から評価までを体系的に行う（IAEA, 1998）．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-2めのファシリテーション方法（発話例）を示した．

3.4 ガ
 イドブック目次
前節までに記述した骨子にそって，今後，発電所が自主的に運営していくために作成したガイドブッ
クの目次を図１に示す．



245

4. ま
 とめ
以上，これまで弊社（INSS）が開発・実施してきた「たいかん訓練」を，発電所担当者が計画・実施するためのガイドブックを概説した．
より効果的な訓練として継続的に実施していくた
めに，今後とも，発電所との協働と改良を重ね支援していきたいと考える．

Ⅰ．たいかん訓練とは
１．目的
２．たいかん訓練の特徴

謝 辞３．開発プロセス
II．たいかん訓練で学びたい教訓とスキル
1．１F 事故から得られた 99 項目の教訓
2．ノンテクニカル・スキル８項目の概要
III．訓練の実施ガイド
1．本訓練の構成
2．人とハードウエアの体制を整える(1)コントローラーの準備
(2)設備・機材
3．実施準備
(1)実施条件の確認
(2)参加者への事前学習ツールなどの配布
(3)シナリオの設計
参考：これまでに検討された状況設定アイデア
(4)阻害要因の設定
参考：これまでの投入実績阻害要因と教訓キーワードの関係
(5)シナリオづくり
(6)リハーサル
4．訓練の実施
(1)事前学習とモチベーション向上のために
(2)当日の準備
(3)事後の振り返りディスカション(4)ファシリテーション・ガイド
参考：観察者の役割―パフォーマンスの分析と評価
付録１：ファシリテーション・ガイド補足事項
付録２：KPT 法
付録 3：副読本（小冊子「10 のスキルポイント」



図１

たいかん訓練ガイドブック目次

本研究の遂行にあたり，（株）
テムス研究所，（株）
ジョーソンドキュメンツのご協力をいただいたことを，記して感謝する．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-2

246

引
 用文献
芳賀繁（2012）．レジリエンス・エンジニアリング：
インシデントの再発予防から先取り型安全マ
ネジメントへ 医療の質・安全学会誌，7（3），207-211.
彦野賢・松井裕子・金山正樹（2017）．ノンテクニカルスキルに着目した緊急時対応訓練の開発（1）「たいかん訓練」の開発と試行 INSS
Journal, 24, 32-41．
彦野賢・作田博・松井裕子・後藤学・金山正樹（2016）．
政府事故調聴取記録からのノンテクニカルス
キル教訓の抽出 INSS Journal, 23, 153-159．
I A E A （ 1 9 9 8 ）． E x p e r i e n c e i n t h e U s e o f
Systematic Approach to Training（SAT）
for Nuclear Power Plant Personnel. Vienna,
IAEA.
関西電力株式会社（2020a）．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 2019 年度
下期の進捗状況および 2020 年度の計画について Retrieved from   https://www.kepco.co.jp/
corporate/pr/2020/0522_1j.html（2020 年６月９日）．
関 西 電 力 株 式 会 社（2020b）．大飯発電所４号
機の安全性向上評価届出書の提出について Retrieved from   https://www.kepco.co.jp/
corporate/pr/2020/0413_1j.html（2020 年６月９日）．
久郷明秀（2015）．原子力発電におけるリーダーシッ
プの必要性

火力原子力発電，66（8）
，451-

460.
南川忠男（2017）．産業現場のノンテクニカルスキ
ルを学ぶ－事故防止の取り組み

化学工業日

報社 .
長坂彰彦・渋江尚夫（2015）．緊急時対応力向上のためのノンテクニカルスキル向上訓練および評価に関わる基本的な枠組みの提案

電力中央研究所調査報告：L14005.
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/
genshiryoku_bousai/fu_koukai/fu_koukai_2.html（2020 年６月９日）．
杉浦由季・牧俊哉・広瀬美砂・加藤敦美・有吉彩・
加藤秀樹・湯浅典博（2018）．臨床検査技師のノンテクニカルスキル向上のための取り組
み 医学検査，67（5），652-659.

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-3247

変圧器外観点検における技能の把握の試み－熟練者と若手の注視行動の比較を通じて－
Experiment to understand use of skills in visual inspection of transformers - Fixation behavior of an expert and a young worker 松井
彦野裕子（Yuko Matsui）＊1

賢（Masaru Hikono）＊1

芥川

卓巳（Takumi Akutagawa）＊2

要約
変電設備の点検は，視覚を始めとする人間の五感を活用して行われてきた．しかし近年，労働人口の減少により熟練巡視員の減少が懸念されており，彼らが有する巡視技能の内容を明らかにし，巡視レベルを維持することが求められている．本研究では熟練巡視員の技能抽出の試み
として，五感の中心となる視覚の活用に焦点を当て，アイトラッカーを用いて，変圧器外観点検
中の熟練巡視員一名と若手巡視員一名の注視行動の比較を行った．その結果，注視時間の長い対象および漏油箇所での注視対象が両者で異なることが示された．今後はより多くの巡視員の注視行動を調べることにより，熟練者に特有の技能を把握していく必要がある．
キーワード

巡視点検，注視行動，熟練技能

Abstract
Inspection of substation equipment has been carried out by using senses of humaninspectors; visual, audio, somatosensation, olfaction, and gustation. Recently, however, there
is a concern that the number of skilled workers will decrease due to the shrinking working
population. This experiment focused mainly on the visual sense used during a patrol, andcompared the fixation behavior of an expert worker and a young worker during the transformer
patrolling inspection using an eye tracker. The results showed that the objects with a long
fixation duration and the objects with fixations at oil leakage areas were different between theexpert worker and the young worker. In the future, it will be necessary to further examine thefixation behavior of more patrols in order to understand inspection skills of an expert.
Keywords

patrolling inspection, fixation behavior, expert skills

1. は
 じめに

2005）であるとされる．
しかし今後，労働人口の減少を受けて熟練巡視員

変電設備の巡視点検では，定量的なデータの分析も減少していくことが予想され，熟練者のもつ技能だけでなく，視覚・聴覚・触覚・嗅覚・味覚といっの継承が課題となっている．一方で，巡視点検の省た人間の五感を活用して設備の状態を把握している

力化や効率化を図るため，近年発展が著しい様々な（堀尾，2006）．質問紙によって巡視中に不具合を発センサーや AI 技術を活用した巡視点検の遠隔化や見した経験の事例を収集した先行研究（松井・小村，自動化が検討されている（例えば中部電力，2020）．

2008）は，巡視員は知識や経験に基づいて巡視ポ

このような状況においては，従来の巡視点検で熟練

イントを設定し，視覚を中心とする感覚情報と定量巡視員が発揮してきた技能を明らかにし，巡視レベ

的なデータを活用して不具合を発見していることをルの維持を図ることが重要と考えられる．

示した．このように保全技能は，運動や知覚レベル

本研究では，熟練者の技能を検討するにあたり，の技能にとどまらず，プランニング（海野，1999）

五感の中でも特に情報量が多い視覚に焦点を当てのような高次の認知機能を含む「複合技能」（森，

る．人間の注視対象やそれぞれの対象に対する注視＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所＊ 2 関西電力（株）

社会システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-3

248

時間を測定するためには，眼球運動の測定が行われ

オ カ メ ラ（Kodak PIXPRO SP360 4K） で 撮 影 しる．技能調査における眼球運動の測定は，ものづくた．あわせて，調査対象者のヘルメットにもビデオ

りやスポーツなどにおける技能の把握という文脈でカメラ（GoProHERO7 Black）を設置した．

多く行われている．より巡視点検に近い場面として，近年では，看護場面において，看護師が病室の患者の安全を確保するための技能を明らかにするために，
眼球運動の測定が行われるようになっている．
松島・角濱（2020）は，看護師の眼球運動を検討し

3. 結
 果
3.1 巡
 視所要時間

た 27 件の論文のレビューから，熟練者は，特に観アイトラッカーの映像から，変圧器１台あたり察目的を指示されない場合でも，状況から観察すべの巡視所要時間（入室から退室まで）を導出した．

き対象を判断し，意図的かつ選択的に適切な対象を熟 練 者 は，1TrB が ２ 分 ８ 秒，2TrB が ２ 分 26 秒，

注視する傾向にあることを見出した．この傾向は前

若手は，1TrB が２分０秒，2TrB が２分６秒であ述の巡視員の不具合の発見に関する先行知見（松井・り，熟練者は若手より所要時間がやや長い傾向に

小村，2008）とも類似しており，眼球運動の測定かあった．

らも複合技能である巡視技能の一端を明らかにできる可能性を示しているといえる．
以上を踏まえ，本研究では，熟練巡視員と若手巡

3.2   巡
 視経路

視員の巡視点検中の視線計測を行い，両者の注視対ビデオカメラの映像から巡視者の巡視経路を特定

象および注視時間の長さなどの注視行動の比較を通した（図１，
２．図中の番号は巡視順序を表す）．そじて，熟練巡視員の技能を探ることを目的とする．

の結果，熟練者，若手ともに，1TrB は反時計回り，

2. 方
 法
本研究では、定期的に行われる変圧器の外観点検

2TrB は時計回りに巡視を行っていた．当該変電所
では，設備はスライド配置，変圧器室の出入口はミラー配置となっていた．二名の対象者はいずれも入室後早い段階でダイヤル油温計を確認しているための模擬点検を実施した。
点検対象は屋内設置の変圧器２基（以後，1TrB
お よ び 2TrB と し て 区 別 す る． い ず れ も 容 量
20MVA, 電圧 75.25kV/6.90kV）とした．
調査対象者は，熟練者と若手１名ずつであった．
巡視業務への従事期間は，熟練者は 30 年以上，若手は約５か月であった．熟練者は当該設備の点検経験があった。若手は，当該設備の点検経験はなかっ
たが，屋内設置型の変圧器を含む 20 〜 30 か所の変電設備の巡視点検を経験していた．

図１

熟練者の巡視経路（左側 1TrB, 右側 2TrB）

図２

若手の巡視経路（左側 1TrB, 右側 2TrB）

調査手順は以下の通りであった．
（1）
「いつもの
巡視のつもりで変圧器の巡視を行う」よう教示した．
（2）調査対象者にアイトラッカー（Tobii Pro
グラス２）を装着し，キャリブレーションを行った．
（3）変圧器の巡視を実施した．実施順序は，①若手
2TrB，②熟練者 2TrB，1TrB，③若手 1TrB であっ（4）熟練者のアイトラッカー映像を見ながらた＊ 3．
両者にインタビューを行った．
行動記録のために，調査対象者の背後からビデ＊3

なおこの他に，技能調査のために，熟練者と若手をペアにした OJT を模した巡視，調査者への解説を行いながらの巡視を行った．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-3（図１の３，15，図２の３，14），ダイヤル油温計に接近する方向の経路を選択したと考えられる．
また，

249

3.4 漏
 油箇所での注視行動

熟練者には経路の重複がみられた（図１の４〜６お2TrB では漏油が継続監視事項となっており，漏よび 14 〜 19）．重複時の行動から，1TrB では本体れた油を受けるためのウエスやバケツを設置するな

油面計の確認，2TrB では継続監視対象となっていどの漏油処置が行われていた．漏油箇所の確認は巡る漏油箇所の確認が目的と考えられた．

視点検の重要事項であるため，漏油処置が認められ

3.3 注
 視対象の違い
巡視者が重点的に注視した対象を調べるため，た３つの場所（図３の地点 A 〜 C）に焦点を当て，両者の注視行動を比較した．
3.4.1 地 点ATobii Pro Lab を用いて注視時間の解析を行った．
注視点の定義には Tobii I-VT（Attention）フィル

地点 A では，変圧器上部のトップカバーに油滴ターを用いた．主要な注視対象を絞るため，アイトがあり，床面にウエスが敷かれていた．図４，
５は，ラッカーの映像を基に，比較的長く注視されたと考それぞれ地点 A の上方の変圧器本体と，下方のウ

えられる箇所を選定し，作成した静止画に関心領域

エス付近の静止画に，熟練者と若手の注視点をプ（AOI；Area of Interest）を設定して各 AOI への注

ロットしたものである＊ 4．図中の紫の円は熟練者の視時間（Total duration of fixations）を算出した．

注視点を，緑の円は若手の注視点を表す．また，円その結果，熟練者が長く注視したのは，1TrB での中心の数字は注視順序を，円の大きさは注視時間

は油温 - 油面曲線（以後，油面曲線と記す．注視時の長さを表す．これらの図から，若手は，注視時間

間は 4.5 秒）および電力ケーブル（3.3 秒），2TrB でからも示された通り，床に敷かれたウエスを主に注は油面曲線（5.9 秒）と電力ケーブル（3.5 秒）に加え，視したのに対し，熟練者は上部の本体トップカバー

活線浄油機（下部 3.9 秒，
上部 3.2 秒），
コンサベーター辺りを注視したことがわかる．

（3.3 秒）であった．若手の油面曲線と電力ケーブルへの注視時間は短く，前者は 1TrB で０秒，2TrB
で 0.26 秒，
後者は 1TrB で０秒，2TrB で 0.62 秒であった．
一方，若手が長く注視したのは，1TrB では変圧器本体壁面（4.1 秒），2TrB では採油箇所周りのウ
エス（7.2 秒），
採油箇所（6.0 秒），
変圧器本体壁面（4.4秒），漏油バケツ（3.9 秒）であった．
図４

地点 A 上部の注視点分布

図５

地点 A 下部の注視点分布

地点 C
地
点
B

図３

＊4

地点 A

注視行動の分析の対象地点

 練者と若手の注視点を同時にプロットするために，ビデオ映像から静止画を作成した．これらの図中の注視点は注視対象を表し
熟ているが，背景画像は，実際の点検時の視野画像とは必ずしも一致しないことに注意を要する．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-3

250

3.4.2 地
 点Bや油受けの漏斗であるが，熟練者はそれらに加えて漏油がみられる本体トップカバーにも注視していた

地点 B の床面には，採油箇所の下に油のついたウことが見て取れる．

エスが置かれていた．図６，７はそれぞれ地点 B の以上のことから，３地点のいずれにおいても，熟上方の変圧器本体および下方の地点 B 周辺の静止画

練者は変圧器本体の上方に，若手は下方に注意を向に，両者の注視点をプロットしたものである．これ

けていたといえる．調査者への解説巡視時に，熟練らの図から，若手は，注視時間からも示された通者は，2TrB では漏油が懸案事項になっていたこと

り，採油箇所およびその付近の床面のウエスを注視

や採油箇所下の油汚れが本体トップカバーからの漏していたが，熟練者は採油箇所付近にはあまり注視

油によるものと認識していることに言及していた．

せず，変圧器本体上部を注視する傾向にあったことがわかる．
3.4.3 地
 点C

4. ま
 とめ
変圧器の外観点検時の注視行動を中心に，熟練者と若手の比較を行った．その結果，油面曲線および地点 C では，変圧器本体への漏油の影響を防止す

電力ケーブルは，1TrB と 2TrB に共通して，熟練るために本体上部から床面に設置した漏油バケツに者に特徴的な注視対象であることが示された．油面

油を誘導するためのホースが仮設されていた．
図８，

曲線は，変動する油温と照らして油面計の値が正常

９は，それぞれ地点 C の上方の変圧器本体，下方の範囲内にあるかどうかを判断するために用いられる

漏油バケツ付近の静止画に両者の注視点をプロットが，本調査で対象とした外観点検の現在のマニュアしたものである．図９からは，前述の注視時間が示

ルでは現地での判断は求められていない．そのためした通り，若手は漏油バケツをよく注視したが，熟に若手は油面曲線を注視しなかったと考えられる

練者は漏油バケツにはあまり注視しなかったことがが，熟練者はそれにもかかわらず一定の時間をかわかる．また，図８において当該箇所の上部の注視

け，油面が正常範囲内であるかを現地でも確認して点を比較すると，若手の主な注視対象は碍子の上部いた．また，電力ケーブルは，変圧器本体とは反対

図６

地点 B 上部の注視点分布

図８

地点 C 上部の注視点分布

図７

地点 B 下部の注視点分布

図9

地点 C 下部の注視点分布

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-3側の壁面に設置されており，巡視表でも変圧器本体とは独立した項目となっているが，熟練者は一定の時間をかけて確認を行った．本調査では，点検範囲を明確には教示しなかったため，熟練者と若手とで

251

引
 用文献
松井裕子・小村広司（2008）．変電所における不具

それぞれ異なる点検範囲を設定した可能性がある．

合発見事例からみた巡視点検技能 INSS

すなわち，同じ「変圧器の巡視」という教示から想Journal，15，34-41．

起された点検範囲は，熟練者のほうが若手よりも広松島正起・角濱春美（2020）．看護観察における注

かったと考えられる．その背景には，経験による差視と認知に関する文献検討だけではなく，巡視業務に求められる点検内容が世会誌，19，14-22．

代間で変化していることも影響しているかもしれない．

日本看護技術学

森和夫（2005）．技術・技能伝承ハンドブック
JIPM ソリューション．

漏油処置が行われていた３箇所での注視行動から

塚尾茂之（2006）．五感を活かした変電設備の巡視は，同じ場所であっても，熟練者と若手で注意を向

点検〈第１回〉電気現場技術 2006 年 10 月号，

けた対象が異なっていたことが示された．若手は床46-48．

面のウエスや漏油バケツなど，どちらかといえば漏

中部電力（2020）「ドローン× AI」による電力設

油の終点といえる箇所に注意を向け，熟練者は本体
上部の，より漏油の源に近い箇所に注意を向けてい

備巡視・点検業務の効率化・取り組み紹介
https:// www.chuden.co.jp/seicho_kaihatsu/

た．一つには，漏油箇所に関する事前の知識の有無

kaihatsu/seika/seika_05.html（2020 年 ６ 月 19 日が影響したと考えられる．本調査では模擬巡視で閲覧）．

あったため，懸案事項などの事前情報について特に教示しなかったが，事前情報の活用における熟練者と若手の比較にあたっては，今後，情報量自体は統制する必要があると考える．他方，若手は漏油の存在を示すウエスなどに気づいても，熟練者のように本体上部に注意を向けなかったことに着目すると，
例えば外観点検で漏油をどこまでどのように見るべ
きかという考え方などに何らかの違いがあるのではないかと思われる．
このような油面曲線の現地での確認や，電力ケー
ブルも含めた点検，漏油のより源となる箇所への注意といった事柄は，本調査における熟練者が，「変
圧器」を変圧器本体だけではなく，電力ケーブルなど周辺の設備を含めたシステムとしてとらえようとしていた可能性をも示しているように思われる．先行研究（松井・小村，2008）では，巡視点検で異常をよく検知する巡視者が設備の構造に関する知識を重視していることが指摘されており，視覚に焦点を当てた熟練者の技能抽出においても，そのような高次の認知技能を考慮する必要があると考える．
本研究では，調査対象者は熟練者と若手１名ずつをであったが，両者の間には多くの違いが認められた．今後は，より多くの巡視者を対象とし，視覚以外の感覚の利用も含めて，このような違いが共通して見いだされるか，また熟練者の技能の反映といえるかどうかについて，明らかにしていく必要がある．

海野邦昭（1999）．次世代への高度熟練技能の継承
アグネ承風社．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4

252

新型コロナウイルス感染症流行下でのテレワークの実態に関する調査動向
Trends in Surveys about Home Teleworking During the COVID-19 Pandemic in Japan後藤

学（Manabu Goto）＊1

濵野

和佳（Waka Hamano）＊1

要約
日本における新型コロナウイルス感染症流行下でのテレワークの実態に関する調査を収集・整理した．対象とした調査は約 70 本で，そのほとんどはインターネット調査であった．主な結果は以下の４点であった．（1）コロナ前，テレワーク制度が導入されていた企業は約 20%，実際に在宅勤務をしていた個人は 10% 以下であったと推測される．コロナ拡大期には首都圏を中心に実施率が 20％強まで上昇し，緊急事態宣言が全国拡大されると実施率は 60% 程度まで上がった．
（2）テレワークと生産性の関連については，テレワークのほうが普段より生産性が下がると回答する人が多かった．（3）テレワークの最大のメリットは「通勤時間の削減に伴う自由な時間の増加」，最大のデメリットは「上司・同僚や顧客とのコミュニケーションの取りにくさ」であった．
（4）テレワーク経験者はコロナ後もテレワークを続けたいと思っている人が多いが，多くの人がオフィスワークとテレワークの併用を望んでいた．最後に，テレワークの導入・拡大が組織文化・風土に及ぼす影響について議論した．
キーワード

テレワーク（在宅勤務），新型コロナウイルス感染症，インターネット調査，仕事の生産性

Abstract
Results were collected from about 70 questionnaire surveys on actual conditions forhome teleworking during the COVID-19 pandemic in Japan. Most were Internet surveys. The
following four points were identified.（1）Before the COVID-19 pandemic, about 20% of Japanesecompanies had introduced a telework system. Less than 10% of employees had worked fromhome. The pandemic led to an increase of home teleworking employees. Particularly, after the
emergency declaration spread to all of Japan, the percentage of home teleworking employees
increased to 60%. （2）Most employees evaluated productivity of home teleworking as low.
（3）The greatest merit of teleworking was that free time increased because commuting timedecreased. Conversely, the biggest demerit was the difficulty of communication with co-workers.
（4）Many employees stated they wanted to continue home teleworking after the pandemic wasover. But most employees expressed the wish to work both at home and at their offices. Finally,
it was concluded that the spread of teleworking was influencing the corporate culture.
Keywords

teleworking（home teleworking），COVID-19, internet survey, work productivity

1. 問
 題

省，2019a）．業務効率改善，労働時間削減，コスト削減が見込まれ，生産性向上が期待される．グロー

テレワークとは，ICT（information and commu-

バル化や合併などの外部環境の変化への対応や，地

nication techonology; 情報通信技術）を利用し，時方創生，企業文化刷新などにもつながる．また，多間や場所を有効に活用できる柔軟な働き方（総務省 ,様な働き方を認めることが人材確保につながり，企

2019a）のことを指す．本来の所属オフィスから離業が危機的状況に直面した場合の BCP（business

れたところで働くことを意味し，在宅勤務，サテラ

continuity plan）対策にもなる．

イトオフィス勤務，モバイル勤務の総称である．

テレワーク推進の背景には，疾病や災害に対する

テレワークを実施することは，企業が抱える，様々

国や企業の危機管理の要因が影響している．2009

な共通の経営課題を解決することにつながる（総務（平成 21）年，厚生労働省の専門家会議は，新型イ＊ 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 . 27 2020 R-4

ンフルエンザ対策ガイドラインの中で，事業者・職場が感染予防を講じつつ業務を継続する方法として「在宅勤務」の有効性に言及した．しかしながら，

表１

253

新型コロナウイルス感染症関連の動き

日付

出来事と主な日本の動き

2020/1/ 6 中国 武漢で原因不明の肺炎 厚労省が注意喚起

その当時は一過性の注目にとどまり，テレワーク推2020/1/16 日本国内で初めて感染確認．武漢に渡航した中国籍の男性

進のムーブメントには至らなかった．国がテレワー

2020/2/ 5

クを推進するきっかけとなったのは，2011（平成2020/2/13 国内で初めて感染者死亡

23）年３月の東日本大震災であるとされる（日本テレワーク協会，2020）．首都圏での公共交通機関の運休時，計画停電の実施時などにおいて，テレワー
クは円滑な業務実施・計画を可能とすることから関乗客の感染が確認されたクルーズ船「ダイヤモンド・プリンセス号」隔離2020/2/27 安倍首相が全国の学校に臨時休校を要請
2020/3/11 WHO が世 界の流 行 状 況を「パンデミック」 に認 定
2020/3/24 東京五輪・パラリンピック

１年程度延期に2020/3/25 小池都知事が緊急会見 週末の外出自粛要請

心が寄せられた．同年５月には，政府の電力需要緊

2020/4/ 2 世界感染者 100 万人を突破

急対策本部において「夏季の電力需給対策について」

2020/4/ 7が決定され，節電啓発に係る政府の取組として「テ2020/4/11 国内の感染者 1 日の人数として最多の 700 人超

レワーク（在宅勤務等）などを通じ，ライフスタイ
ルの変革等を進めることにより，節電を図る」ことが挙げられた（経済産業省，2011）．
2017（平成 29）年からは，テレワーク関係４省（総務省，厚生労働省，経済産業省，国土交通省）と内閣官房・内閣府の主催で，テレワーク・デイ（2018年以降テレワーク・デイズ）が開催され，期間中全国一斉にテレワークの実施を呼びかける活動が行われている．開催期間こそ異なるが，過去３回の参加
数 は 950 団 体 6.3 万 人，1682 団 体 30.2 万 人，2887 団
体 68 万人と着実に伸びている．テレワーク ･ デイズのコア日（７月 24 日）は，2020 東京オリンピックの開会式が予定されていた日にあたり，五輪開催中の交通混雑の緩和に期待を寄せるものである．
政府はテレワークの普及に関する KPI（重要業績評価指標）として，2020 年にテレワーク導入企業

2020/4/16

7 都府県に緊急事態宣言「人との接触最低７割 極力８割削減を」
緊急事態宣言を全国に拡大．
13 都道府県は「特定警戒都道府県」

2020/4/18 国内の感染者１万人超える（クルーズ船除く）
2020/5/ 4 政府「緊急事態宣言」を 5/31 まで延長を決定
2020/5/ 7 国内の感染者 1 日の人数が 100 人下回る
2020/5/14 39 県で緊急事態宣言解除．８都道府県は継続
2020/5/21 関西で緊急事態宣言解除．首都圏と北海道は継続
2020/5/25 全国で緊急事態宣言解除
2020/6/19 都道府県をまたぐ移動の自粛要請 全国で緩和
2020/6/28 世界の感染者 1000 万人超える
2020/6/29 世界の死者 50 万人超える
2020/7/ 3 国内の 1 日の感染者 2 か月ぶりに 200 人超える
2020/7/ 7 国内の感染者２万人超える（クルーズ船除く）
2020/7/ 9 国内の１日の感染者 300 人超える（５月 2 日以来）
2020/7/10 国内の１日の感染者 400 人超える（４月 24 日以来）
2020/7/16 国内の１日の感染者 600 人超える（４月 10 日以来）
2020/7/22 Go To トラベルキャンペーン始まる
2020/7/26 国内の感染者３万人超える（クルーズ船除く）

を 30％強（平成 24 年度比で３倍）に，雇用型テレワー2020/7/28 国内の死者 1,000 人超える（クルーズ船除く）

カーの割合を 15％強（平成 28 年度比で２倍）にな

2020/7/29

どの数値目標を掲げた（首相官邸，2017）．しかしながら，2019 年度にテレワークを導入している企

国内の１日の感染者 1,000 人超える．47 全都道府県
で感染者確認

本表は，「NHK 特設サイト新型コロナウイルス」をもとに，
7/31 時点で作成

業は 20.2% で（総務省，2019b），雇用型就業者のうちテレワーク制度等に基づくテレワーカーの割合は9.8％にとどまった（国土交通省，2019）．

掲げられた．
新型コロナウイルス感染症専門家会議からも３月

ところが，2019 年末からの新型コロナウイルス

９日と４月１日に「３つの密（密閉空間，
密集場所，

感染症の流行は，日本におけるテレワークの状況を密接場面）を徹底的に回避する」よう要請があり，一変させた．2020 年２〜３月にかけて感染者が連４月 22 日に「人との接触を８割減らす，10 のポイ

日確認され，３月下旬〜４月上旬にかけては指数関ント」が公表された．10 のポイントでは，他者と数的に感染者が増加した．政府による学校の臨時休の接触機会を減らすため，オンライン帰省，通販，校要請，小池都知事による週末外出自粛要請，緊急オンライン飲み会，遠隔診療，筋トレやヨガの動画

事態宣言の発出と事態が一気に深刻化し，社会は早活用，在宅勤務など，ライフスタイルの大転換が呼急な対応におわれた（表１）．緊急事態宣言では，「人

びかけられた．

との接触最低７割 極力８割削減を」の行動目標が既に述べたように，コロナ前の時点でテレワーク

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4254

制度を導入していた企業は２割程度であったと推測
され，制度を設計する間もなく，社会的な要請によ

3. 方
 法

りテレワークが推奨されるようになっていった．コ

2020 年５〜７月にインターネット上で「テレワーロナ禍＊ 2 でのテレワークは，ほとんどの場合，自ク」「在宅勤務」「調査」「アンケート」「生産性」のキー宅で仕事をすることを指す．そのため，本稿では以ワードを組み合わせて検索し，ヒットしたもののう降「テレワーク」という言葉を「在宅勤務」とほぼ

ち，調査方法や質問内容，集計結果が明確なものを同義で使う．

約 70 本収集した．いずれもアンケート調査である．

2. 目
 的
本稿では，コロナウイルス感染症流行下の日本においてテレワークが導入・実施された実態を各種調
査結果を根拠に速報的に整理・概観した．収集した調査のほとんどは，各調査主体によるインターネッ

ほとんどはインターネット調査で，一部郵送調査が含まれた．社内調査については除外した．

4. 結
 果
4.1 テ
 レワークの導入率と実施率

ト調査に基づき，その結果が各団体のホームページ

結果を整理するにあたり，2019 年末以前を「コなどに掲載されたものである．インターネット調

ロナ前」，2020 年１月〜４月６日までを「コロナ拡査が主である以上，調査対象の偏りは否めないが，大期」，４月７日〜５月 24 日までを「緊急事態宣言

なるべく多くの調査を網羅しそれを補完するよう期」，５月 25 日以降を「宣言解除後」と呼ぶことと努めた．

する．調査日時順の結果概要を表２に示した．

調査結果のうち特に注目した点は，以下４点で4.1.1 コ ロナ前（2019 年末まで）ある．
（1）新型コロナウイルス感染症の流行に伴って，テコロナ前の，
企業のテレワーク導入率を検討した．

レワーク制度が企業にどの程度導入され，また本稿において「テレワーク導入率」とは，企業を対従業員にどの程度推奨され，実際に行われた象とした調査において「テレワーク（制度）を導入のか．

している，実施している」の回答割合を指す．総務（2）この期間のテレワーク勤務を通じて，従業員の省（2017, 2018, 2019b）によると，テレワークを導仕事の生産性は上がった（もしくは下がった）入していると答えた企業の割合は，2017（平成 29）のか．

年 13.9%，2018（平成 30）年 19.1%，2019（令和１）（3）テレワーク制度を導入しなかった企業のその理

年 20.2% であった．また，東京都産業労働局（2017,

由と，テレワーク経験者の感じたテレワークの2018, 2019）の調査では，テレワーク導入率は 6.8%，

メリット・デメリットにはどういったものがあ

19.2%，25.1% であった．

るか．

総務省（2019b）では，テレワーク導入企業に

（4）テ レ ワ ー ク 経 験 者 が 今 後（ コ ロ ナ 禍 の 後 ）対してテレワークを利用している従業員の割合をもテレワークを継続したいと考えているのか問うており，「5% 未満」47.6%，「10% 〜 30% 未満」（否か）．

28.2％の順で多く，「30% 未満」が導入企業の８割を占めた．また，同調査では，企業調査と個人調査

また，コロナ禍でのテレワークの導入・拡大は，を両方実施しており，個人を対象に「テレワーク実

個々の従業員の働き方やライフスタイルへの影響に施経験がある」と回答した人の割合（以下「テレワーとどまらず，今後の企業経営のあり方や，職場の組

ク実施率」）は 8.4% であった．

織風土・文化にも影響を及ぼし得ると推測される．

以上のことから，コロナ前のテレワーク導入率は収集した調査結果だけからでは，その影響は十分把２割程度であり，テレワーク実施率は１割に満たな握できないが，その影響を視野に入れて考察する．

いほど低かったと推測される．

＊2

 型コロナウイルス感染症の流行下，感染拡大の状況下の意．メディアでも多用されている表現であり，端的に事態を表現できる
新
ことから，本稿でも用いる．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4

表２
No. 時期

調査日時1

2017/7/

調査主体

2

3

2018/7/4東京都産業労働局

コロナ前

企業 2018/11-12
総務省
世帯 2018/10-12

平成 29 年度
通信利用動向調査

地域

1985 社

東京都

テレワークを導入している（導入済み）

全国

企業：公務を除く産業に属する常用
雇用者規模 100 人以上の企業
世 帯・ 個 人：20 歳 以 上（ 平 成 29 年 企業 2119 社
４月１日現在）の世帯主がいる世帯 （2580 人）
及びその６歳以上の構成員．ただし， 世帯 16117
テレワーク関係の質問は 15 歳以上の就業者

多様な働き方に関する
都内に所在する従業員数が 30 人以上
実態調査（テレワーク） の企業

平成 30 年度
通信利用動向調査

回答者数※ 1

1964 社

企業：公務を除く産業に属する常用
雇用者規模 100 人以上の企業
世 帯・ 個 人：20 歳 以 上（ 平 成 30 年 企業 2119 社
４月１日現在）の世帯主がいる世帯 （2106 人）
及びその６歳以上の構成員．ただし， 世帯 16255
テレワーク関係の質問は 15 歳以上の
就業者

導入率

推奨率

実施率※3

6.8%

─

─

企業：
（９月末時点で）企業において，テレワークを導入している
個人：過去１年間において，インター 13.9%
ネットを利用してテレワークを実施したことがある

─

6.4%

19.2%

─

─

全国

企業：
（９月末時点で）企業において，テレワークを導入している
19.1%
個人：過去１年間にテレワークを実施
した

─

8.5%

東京都 テレワークを導入している

テレワーク（在宅勤務）制度を行って
6% 弱
いる

─

─

「テレワーク」実態調査 「エン転職」ユーザー

10207 人全国

・こ れまで働いたことのある会社では，テレワークの制度はありましたか？
・テレワークの制度を使って働いたことはありますか8%─

3%

多様な働き方に関する実
都内に所在する従業員数が 30 人以上
東京都産業労働局 態調査の企業（テレワーク）2068 社

東京都 テレワークを導入している

25.1%

─

─

2019/3/27-4/23 エン・ジャパン

企業 2019/12/
総務省
世帯 2019/12/

LINE リサーチ

令和元年度
通信利用動向調査

企業：公務を除く産業に属する常用
雇用者規模 100 人以上の企業 世帯・個 人：20 歳 以 上（ 平 成 31 年 ４ 月 １ 企業 2122 社
日現在）の世帯主がいる世帯及びそ （2118 人）の６歳以上の構成員．ただし，テレ 世帯 15410
ワーク関係の質問は 15 歳以上の就業
者

全国

企業：
（９月末時点で）企業において，テレワークを導入している
20.2%
個人：テ レワークを実施したことが
ある

─

8.4%

第２回 COVID-19 調査

LINE ユーザーを対象にした日本全5024 人国 15 歳 -69 歳の男女
（2158 人）全国

あなたの職場での対応や推奨されていることは？（在宅勤務の許可／推奨）

─

5%

─

全国

貴社では新型コロナウイルス感染症への対応として，テレワーク／在宅勤務を推奨していますか（従来から推奨している場合も含む）

─

68.6%

─

全国

あなたの職場での対応や推奨されていることは？ 在宅勤務・テレワークの
許可／推奨

─

14%

─

新型コロナウイルスの問題が起き，あ東京都 なたの会社ではリモートワーク・テレ
ワークを推奨されましたか？

─

86.4%

─

─

─

9

2020/2/19

10

2020/2/28-3/4

11

2020/3/2

12

2020/3/2-3/3「リモートワーク・テレ
リモートワーク・テレワークを行っ
ペーパーロジック ワ ー ク 」 に 関 す る ア ンている東京在住の会社員
ケート調査

13

2020/3/2-3/8

第２回「新型コロナウイ 一般企業．資本金１億円以上を大企
16327 社
東京商工リサーチ ル ス に 関 す る ア ン ケ ー 業，１億円未満や個人企業を中小企（15597 社）
ト」調査
業と定義

14

2020/3/9-3/15

パーソル
総合研究所

15

2020/3/13-3/31 東京商工会議所
コロナ拡大期

16

設問※ 2

全国

6

8

対象（企業／個人）

2535 社

2019/1/7-2/25

2019/7/

調査名「平成 29 年企業活動基本調査」の調
経済政策と企業経営に関
査対象企業のうち，製造業及びサーするアンケート調査
ビス産業に属する企業 15000 社

経済産業研究所（森川，2020）

5

7

テレワークの導入率と実施率に関する調査結果（調査日時順）「介護離職防止対策検討
都内に所在する従業員数が 30 人以上
東京都産業労働局 のための特別調査」の付の企業
帯調査

企業 2017/11-12
総務省
世帯 2017/11-12

255

新型コロナウイルス感染
日本経済団体連合 症拡大防止対策各社の対 同会の会員（純資産額（単体または会（経団連）
応に関するフォローアッ 連結）が１億円以上）
プ調査
LINE リサーチ

第３回 COVID-19 調査

LINE ユーザーを対象にした日本全4991 人国 15 歳 -69 歳の男女
（2173 人）新型コロナウイルス対策 調査モニターを利用．全国，正社員，
によるテレワークへの影 20 〜 59 歳男女，勤務先従業員人数
響に関する緊急調査
10 人以上「会員企業の防災対策に関するアンケート」の付
帯調査「新型コロナウイ 会員企業
ルス感染症への対応について」

22 〜 59 歳の会社勤務の正社員．勤
リクルートマネジ
務先の従業員規模は 300 名以上．会
2020/3/26-3/28 メント・ソリュー テレワーク緊急実態調査社として働き方改革が取り組まれてションズいると回答した人
デルと
EMC ジャパン

398 社

中小企業のテレワーク導 全国の従業員 99 人以下の企業経営者
入状況に関する調査と会社員（20 〜 69 歳）

111 人

21448 人1333 社（1238 社）

全国

「新型コロナウイルス」の感染拡大を防ぐため，在宅勤務・リモートワーク 17.7%を実施しましたか

全国・テレワークの企業方針（命令＋推奨）
・テレワーク実施率

東京都 テレワークを実施している

─

22.1%
（命令 3.2% ＋ 13.2%
推奨 18.9%）

26.0%

─

─

2658 人全国・テレワーク経験（終日勤務）
・テレワーク経験（数時間〜半日程度）
・テレワーク経験（ごく一部の業務）

─

─

27.1%
25.2%
28.5%

2197 人全国

テレワーク導入率

13%

─

─

17

2020/3/26-30

18

第３回「新型コロナウイ 一般企業．資本金１億円以上を大企
17896 社
2020/3/27-4/5 東京商工リサーチ ル ス に 関 す る ア ン ケ ー 業，１億円未満や個人企業を中小企（17340 社）
ト」調査
業と定義

全国

「新型コロナウイルス」の感染拡大を防ぐため，在宅勤務・リモートワーク 25.4%を実施しましたか──

19

2020/3/30-4/26 エン・ジャパン

全国・現在お勤めの会社にテレワーク制度はありますか・テレワークの制度を使って働いたことはありますか

28%

─

17%

20

2020/3/31-4/1

LINE・
厚生労働省

15歳以上110歳以下の LINE ユーザー
第１回「新型コロナ対策
24,539,124 人（オフィスワーク中心（事務，企画，
全国のための全国調査」（6,088,488人）
開発）で働く人）

オフィスワーク中心（事務，企画，開発）の人のテレワーク実施割合

─

─

14.0%

21

2020/3/

東京都産業労働局

テレワークの導入に関す
都内企業（従業員 30 人以上）
る緊急調査

24.0%

─

─

79.8%

57.6%

22

2020/4/1-4/2「テレワーク」実態調査 「エン転職」ユーザー

13358 人400 社

ビーブレイクシス テレワークに関する実態
1068 人
全国，現在「経営者・役員・会社員」
テムズ
調査（342 人）

東京都 テレワークを導入していますか

全国・（全体）あなたの会社にテレワーク
制度はありますか・
（制度がある人）新型コロナウイル
ス感染症対策のためにテレワークは32.0%
推奨されましたか・（ 制度がある人）テレワークを利用して働いたことがありますか。または、
今 現 在テレワークで働いていますかINSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4

256

No. 時期

コロナ拡大期

23

回答者数※ 1

地域

「新型コロナウイルスの大久保敏弘研究室 感染拡大がテレワークを 調査会社に登録しているインター
2020/4/1-4/7 ・NIRA 総合研究 活用した働き方，生活・ ネット調査登録モニター．全国の満開発機構
意識などに及ぼす影響に 15 歳以上の就業者を母集団とする．
関するアンケート調査」

10516 人

全国

110 人

東京都

調査日時

調査主体

調査名

対象（企業／個人）

2020/4/3-4/4

ペーパーロジック「 女 性 社 員 の 職 場 環 境 」 東京にある企業で事務・技術職の女に関する意識調査
性会社員

25

2020/4/5-4/6

LINE・
厚生労働省

15歳以上110歳以下の LINE ユーザー
第２回「新型コロナ対策
24,673,670 人（オフィスワーク中心（事務，企画，
全国のための全国調査」（6,531,337人）
開発）で働く人）

26

2020/4/7-4/10

NTT データ
経営研究所

NTT コム リサーチ
クローズド調査27

2020/4/10-4/12

パーソル
総合研究所

新型コロナウイルス対策
全国の就業者
によるテレワークへの影
25769 人20 〜 59 歳男女，勤務先従業員人数（22477 人）
響に関する緊急調査 第10 人以上二回調査

24

登録モニターのうち，従業員規模 10名以上，経営者・役員を含む雇用者（正社員），20 歳以上のホワイトカ
ラー職種

1158 人

設問※ 2

導入率

推奨率

実施率※3

テレワークを利用していた

─

─

10%

あなたの会社ではテレワーク・リモー
トを行っていますか？

40%

─

─

テレワーク実施割合

─

─

16.2%

─

─

40.7%（命令13.7% ＋推奨
27.0%）

27.9%

全国（自分の勤める企業は）テレワーク /39.1%
リモートワークに取り組んでいる

全国・テレワークの企業方針（命令＋推奨）
・正社員のテレワーク実施率─

2020/4/10-4/12 楽天インサイト

在宅勤務に関する調査

29

2020/4/10-4/14 イード

テレワークに関する調査

ア ン ケ ー ト パ ネ ル．20-59 歳 男 女，
有職者（パート・アルバイトを含む）

6082 人全国

テレワーク実施状況（あなたは今，テレワーク（在宅勤務）をしていますか）

─

─

32.0%

2020/4/10-4/14

ヒューマングロー テレワークに関するアン Daijob.com の 20-50 代 以 上 の ビ ジ ネ
バルタレントケート調査
スパーソン会員（日本人・外国人）

497 人
（日本人
241 人，
外国人
256 人）

全国（新型コロナウイルス感染症拡大の影
響でテレワークの導入や検討が広がっていることを踏まえて）テレワークの
経験がある

─

─

日本人
74%
外国人
68%

2020/4/12-4/13

LINE・
厚生労働省

15歳以上110歳以下の LINE ユーザー
第３回「新型コロナ対策
23,779,431 人（オフィスワーク中心（事務，企画，
全国のための全国調査」（6,283,871人）
開発）で働く人）

オフィスワーク中心（事務，企画，開発）の人におけるテレワーク実施割合

─

─

26.8%

freee

テレワークに関するアン 1 〜 300 名規模のスモールビジネス
ケート調査
従事者

1146 人

全国

会社としてテレワークは許可されてい
ますか？

─

36.0%

─

33

日経 BP 総合研究所
新型コロナ対策テレワー 日経 BP のデジタルメディアの読者・
2020/4/13-4/19 イノベーション
ク実態調査
会員
ICT ラボ

2917 人全国

あなたはテレワークを利用して，職場以外でどの程度の頻度で働いていますか（直近の１週間もしくは１か月間について．最も近いもの）

─

─

74.0%

34

2020/4/14-4/17

緊急事態宣言の発令に伴う新型コロナウイルス感
日本経済団体連合染症拡大防止策各社の対 全会員企業
会（経団連）
応に関するフォローアッ
プ調査

406 社

全国

貴社では緊急事態発令後の新型コロナ
ウイルス感染症への対応として，テレ 97.8%
ワーク／在宅勤務を導入していますか

─

─

35

2020/4/15-4/22

全国，人口・エリア割付．有職者（パー1200 人
日本リサーチセン テレワークの実施状況に
ト，アルバイト除く）のみ（n=530）（530 人）ター
ついての調査を分析

全国

あなたは，以下の期間（緊急事態宣言
後４月７日以降）にテレワークをどの程度行っていますか（週１回以上テレワーク実施状況）

─

─

37.2%

36

2020/4/15-4/22 HANABISHI

全国

現在の働き方，仕事の状況を教えてく
ださい

─

─

39.7%

全国

在宅勤務・テレワークの推奨／義務付け

─

35.0%

─

30

31

32

緊急事態宣言期（７都府県）

28

楽天インサイトに登録しているモ
ニター（約 220 万人）の中から，全国の 20 代から 60 代の男女のうち，「パート・アルバイト，自由業・フリー
ランスを除く有職者」を対象

37

2020/4/13

2020/4/16

LINE リサーチ

全国 20 歳〜 79 歳の会社員（正社員），
テレワークに関する実態
会社員（契約・派遣社員）
，
公務員（教
調査
職員を除く），パート・アルバイト
第４回 COVID-19 調査

9628 人

全国・勤務先で在宅勤務が導入されている・新型コロナウイルス感染症拡大の影 34.3%
響により在宅勤務をしているか

─

25.7%

1824 人LINE ユーザーを対象にした日本全10442 人国 15 歳 -69 歳の男女
（4772 人）2020/4/17-4/20 プレジデント社

プレジデントウーマンオ 「プレジデントウーマン」
ンラインの読者調査
メルマガ読者

980 人

全国緊急事態宣言後，在宅勤務をしているか

─

─

50.5%

39

2020/4/17-4/24 日本能率協会

新型コロナウイルス感染 協会の各種サービスを利用している症 に 関 連 す る ビ ジ ネ ス ビジネスパーソン（自由業，70 歳以
パーソン意識調査上を除く）

2123 人

全国

在宅勤務の実施経験

─

─

66.9%

40

2020/4/18-4/19 ドリーム・アーツ テレワーク実態調査

従業員数 1000 人以上の大企業に勤める従業員

1000 人全国・あなたの働く企業のテレワークの状況は？
84%・あなた自身のテレワークの状況は？

─

75%

41

2020/4/20-4/29 日経 BizGate

コ ロ ナ 後 の 働 き 方 ア ン 全国の働いている日経 BizGate 会員
ケート
20 代〜 70 代

1951 人全国

新型コロナウイルスの感染拡大防止のために在宅勤務などテレワークを行ったか

─

70.3%

ビーブレイクシス 緊 急 事 態 宣 言 後 の テ レ
全国，現在「経営者・役員・会社員」
テムズ
ワークに関する実態調査

1061 人全国・あなたの会社では，緊急事態宣言前に新型コロナウイルス感染症の対策のためにテレワークが推奨されましたか 41.4%
・あなたの会社では，政府の緊急事態宣言によりテレワークが実施されましたか

40.2%

─

─

77.0%

42

43

44

45

46

47

緊急事態宣言期（全国）38

2020/4/22-4/24

─

新型コロナウイルスの影 全国の在宅勤務を導入する企業に勤
エス・ピー・ネッ
2020/4/24-4/26
響による在宅勤務（テレ める会社員（役員を含む）20 歳〜 64
トワーク
歳の男女
ワーク）実態調査

1074 人全国・あなたの勤務する会社の「在宅勤務」
についてあてはまる方を選択してく
ださい
65.8%
・
「新型コロナウイルスの影響を受けている」現在では，どのくらいの頻度で在宅勤務をしていますか

リ モ ー ト ワ ー ク・ テ レ
nanoty（社内 SNS クラウド型日報管ワークに関するアンケー
理システム）を利用している企業
ト調査

46 社

全国

新型コロナウイルスの問題が起き，あなたの会社ではリモートワーク・テレ 69.6%
ワークを導入していますか？

──2020 年４月在宅勤務に関 スマートフォンを所有する 20 歳〜
する調査
59 歳の会社員の男女

1106 人全国

新型コロナウイルスの影響で勤務体系に変化はありましたか．あてはまるものを全てお選びください

─

─

在宅
勤務
33.5%

関東１都６県，関西２府４県のオ
テレワークへの意識調査 フィスワーカー（新社会人，パート/ アルバイト，学生，無職を除く）

3368 人新型コロナウイルス感染症に伴う働き関東・方の変化があり，テレワークへ移行
関西
した

─

─

46.7%

テレワークの導入に関す
都内企業（従業員 30 人以上）
る緊急調査

394 社

東京都 テレワークを導入していますか

62.7%

─

─

2020/4/24-4/30 サンロフト

2020/4/28

MMD 研究所

2020/4/28-4/30 Google

2020/4/

東京都産業労働局

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4

回答者数※ 1

地域

48

第４回「新型コロナウイ 一般企業．資本金１億円以上を大企
21741 社
2020/4/23-5/12 東京商工リサーチ ル ス に 関 す る ア ン ケ ー 業，１億円未満や個人企業を中小企（21408 社）
ト」調査
業と定義

全国

49

2020/5/1-5/2

LINE・
厚生労働省

15歳以上110歳以下の LINE ユーザー
第４回「新型コロナ対策（オフィスワーク中心（事務，企画， 18,121,559 人のための全国調査」
開発）で働く人）

マイボイスコム「在宅勤務・テレワーク」
に関するインターネット 「MyVoice」のアンケートモニター
調査

No. 時期

緊急事態宣言期（全国）

50

調査日時

2020/5/1-5/5

調査主体

調査名

対象（企業／個人）

257

設問※ 2

推奨率

実施率※3

「新型コロナウイルス」の感染拡大を防ぐため，在宅勤務・リモートワーク 55.96%を実施しましたか──

全国

テレワーク実施割合

─

未公表

10097 人全国・新型コロナウイルスをきっかけとする勤務先の制度変化（在宅勤務，テ
レワーク，モバイルワーク）
31.2%
・在宅勤務・テレワークの経験はあり
ますか？

─

35.3%

導入率

─

2020/5/11-5/13 日本生産性本部

新型コロナウイルスの感調査会社のモニターを利用。20 歳以
染拡大が働く人の意識に上の日本の雇用者（就業者から自営及ぼす調査（第 1 回 働く業者、家族従業者等を除く）
人の意識に関する調査）

1100 人

全国

自宅での勤務，サテライトオフィス，モバイルワークを「現在行っている」

─

─

31.5%
（29.0%,
3.2%,
1.7%）

52

2020/5/16-5/19 インターパーク

テレワーク実施状況と今 全国における，現在営業職に就いて後のテレワーク意向に関 いる社会人（正社員・パート・アル
する実態調査バイト・派遣社員）

500 人

全国

コロナウイルス感染拡大後のテレワー
ク実施状況

─

─

52.8%

53

2020/5/25-6/5 内閣府

新型コロナウイルス感染症の環境下における生活 国内居住のインターネットパネル登
意識と行動変化に関する 録モニター．15 歳以上調査

10128 人全国

今回の感染症の影響下において，経験した働き方を全て回答してください

─

─

34.5%

54

第５回「新型コロナウイ 一般企業．資本金１億円以上を大企
18462 社
2020/5/28-6/9 東京商工リサーチ ル ス に 関 す る ア ン ケ ー 業，１億円未満や個人企業を中小企（18002 社）
ト」調査
業と定義

全国

「新型コロナウイルス」の感染拡大を防ぐため，在宅勤務・リモートワーク 56.42%を実施しましたか──55

2020/5/29-6/2

新型コロナウイルス対策
全国の就業者
によるテレワークへの影
21000 人20 〜 59 歳男女正社員，勤務先従業響に関する緊急調査 第（20000 人）
員人数 10 人以上
三回調査

全国

・テレワークの企業方針（命令＋推奨）
・正社員のテレワーク実施率

─

35.2%

25.7%

56

2020/5/29-6/5 東京商工会議所「テレワークの実施状況に 関 す る 緊 急 ア ン ケ ー 会員企業
ト」調査

1111 社

東京都 テレワークを実施している

67.3%

─

─

57

2020/6/9-6/10 コンカー

緊急事態宣言下のテレ企業に勤める会社員
ワークに関する調査

1032 人

全国

4 月７日から５月末まで続いた緊急事
態宣言の間，テレワークできましたか

─

─

58.5%

─

─

70.1%

32.1%

宣言解除後

51

パーソル
総合研究所

2020/6/18-6/22 イトーキ

新しい働き方に関する意 全国の従業員規模 100 名以上の企業
識調査に勤務する 20 代〜 50 代男女1082 人全国

あなたは，新型コロナウイルスの影響による緊急事態宣言中にテレワークを行いましたか？

59

2020/6/24-6/30 学情

20 代の仕事観や転職意識 ［20 代専門］転職サイト「Re 就活」
に関するアンケート調査 へのサイト来訪者

783 人

全国

緊急事態宣言中にテレワークを実施したか，していないか

─

─

60

2020/6/25-6/29 アデコ

日本全国の 20 歳〜 59 歳の男女．正新型コロナウイルス感染 社員，一般社員（役職なし），勤続症の拡大とテレワークに 年数１年以上，新型コロナウイルス
関する調査
感染症の拡大を理由とする自宅待機や一時休業なし

1500 人全国・緊急事態宣言よりも前にテレワークをしていたか・緊急事態宣言期間中に，どれくらいの頻度でテレワークをしましたか "

─

─

61

第６回「新型コロナウイ 一般企業．資本金１億円以上を大企
14602 社
2020/6/29-7/8 東京商工リサーチ ル ス に 関 す る ア ン ケ ー 業，１億円未満や個人企業を中小企（14356 社）
ト」調査
業と定義

全国

「新型コロナウイルス」の感染拡大を防ぐため，在宅勤務・リモートワーク 31.02%を実施していますか

─

─

62

2020/7/3-7/7

デルとEMC ジャパン

全国の中小企業（従業員 99 人以下）
中小企業のテレワーク導 の経営者および IT 担当者（業務用入状況に関する調査
PC ならびに IT 関連機器の購入・導入に関わっている方）の男女

1072 人全国

勤務先でテレワークを導入しているか

36%

─

─

63

2020/7/6-7/7

日本生産性本部

調査会社のモニターを利用．20 歳以
第２回 働く人の意識に上の日本の雇用者（就業者から自営関する調査業者，家族従業者等を除く）

1100 人

全国

自宅での勤務，サテライトオフィス，モバイルワークを「現在行っている」

─

─

20.2%
（18.4%，
1.5%，
1.7%）

58

※1
※2
※3

回答者の（ ）内の数字は，テレワークの導入・推奨・実施に直接関係する質問に回答した人の数が明確な場合に記載した．
下線を付した調査は，調査時よりも以前にさかのぼってテレワークの導入・実施状況を尋ねている．
テレワークの実施頻度を問うている調査の場合は，週に１回以上テレワークを行った人をまとめて，テレワーク実施率を算出した．

20.3%
36.0%

258

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4

4.1.2 コ ロナ拡大期（2020 年１月〜４月６日）

所（2020b）で 27.9%，楽天インサイト（2020）で25.7%，イード（2020）で 32.0%，LINE・厚生労働

コロナ拡大期の企業のテレワーク導入率は，東京

省（2020c）で 26.8% であった．

商工会議所（2020a）で 26.0%，東京都産業労働局

その後，緊急事態宣言が全国拡大されると，日本（2020a）で 24.0%，東京商工リサーチ（2020a）で能率協会（2020）で 66.9%（感染拡大を機にはじめ

17.7%，
東京商工リサーチ（2020b）で 25.4% であった．

て実施 44.6%），ドリーム・アーツ（2020）で 75%

コロナ拡大期に入ると，各企業が従業員に対して（感染拡大を機にはじめて実施 53%）
，日経 BizGate

在宅勤務を許可もしくは推奨しはじめ，アンケート（2020）で 70.3%，エス・ピー・ネットワーク（2020）

調査でも企業によるテレワーク許可・推奨の有無

で 77.0% であった．

を従業員に問う調査がみられるようになった．そ以上のことから，緊急事態宣言期のテレワーク導の回答割合を本稿では「テレワーク推奨率」と呼入率は５割を大きく超えており，コロナ拡大期から

ぶ．この期間のテレワーク推奨率は，LINE リサー

大幅に上昇したと考えられる．また，推奨率についチ（2020a, b）で 5%, 14%（一都三県 24%）
，パーソても約４割の人がそうであると回答しており，それル総合研究所（2020a）で 22.1% であった．

以前より大きく上昇した．実施率については，７都

この期間の従業員のテレワーク実施率は，パー

府県への緊急事態宣言の発出時には３割程度であっ

ソル総合研究所（2020a）で 13.2%（東京都 23.1%），

たが，その後の全国拡大によって６〜７割程度まで

LINE・ 厚 生 労 働 省（2020a, b） で 14.0%，16.2%，

大きく上昇した．また，コロナ拡大期にテレワーク

大久保敏弘研究室・NIRA 総合研究開発機構（2020）を実施していた人の大半は，これまでテレワークので 10%（東京 22%：勤務地ベース）など，10% 台の経験がなく，感染拡大を機にはじめて実施した人々

調査結果が多かった．ただし，いち早く緊急事態宣であった．

言が出されることになる東京都とその隣接県では20% を超えていた．

4.1.4 宣
 言解除後（2020 年５月 25 日以降）

以上のことから，コロナ拡大期のテレワーク導入率は 25％程度で，コロナ前よりわずかに上昇し宣言解除後の結果は，宣言解除直後とその後約１た．この時期には，一部の企業で従業員にテレワー

か月が経過した時点では，傾向が異なる．宣言解除

クを許可・推奨するようになった．実施率は全国で直後の企業のテレワーク導入率は，東京商工リサー

10％台，首都圏で 20％強であったと推測される．

チ（2020d）で 56.4%，東京商工会議所（2020b）の4.1.3 緊
 急事態宣言期（４月７日〜５月 24 日）

会員を対象とした調査で 67.3% であった．また，東京商工リサーチ（2020e）では，宣言解除後から約１か月が経過した時点でも調査を実施しており，導緊急事態宣言期の企業のテレワーク導入率は，

入率は 31.0% であった．宣言解除直後のテレワーク

東京都産業労働局（2020b）で 62.7%，東京商工リ

導入率は５割を上回っていたが，解除後１か月を経サーチ（2020c）で 56.0% であった．そのほか，日過すると，テレワークの導入をやめる企業が増加し

本経済団体連合会（2020b）の会員対象の調査ではたものと推測される．

97.8% と高かった．

個人に対し勤務先のテレワークの命令・推奨の有

また，個人に対し勤務先のテレワーク導入の有無無を尋ねたパーソル総合研究所（2020c）で，命令・を尋ねた調査では，NTT データ経営研究所（2020）

推奨ありは 35.2% であった．これは，同社のパネル

で 39.1%，
楽天インサイト（2020）で 34.3%，であった．

調査３月（2020a）の 22.1% より高く，４月（2020b）

同様に，個人に対し企業からのテレワークの命令・の 40.7% より低かった．

推奨等の有無を尋ねた調査では，パーソル総合研究

従業員のテレワーク実施率については，同調査所（2020b） で 40.7%，LINE リ サ ー チ（2020c） で（パーソル総合研究所 , 2020c）で 25.7％であった．

35%，ビーブレイクシステムズ（2020b）で 40.2％

これも３月（2020a）の 13.2% より高く，４月（2020b）であった．

の 27.9% より低かった．さらに５月 29 日付と６月

従業員のテレワーク実施率については，緊急事態

１日付の実施率の比較を行うと，前者 30.5%，後者

宣言が全国拡大される以前は，パーソル総合研究

23.0% と大きく低下した．緊急事態宣言の解除後もINSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4

259

休校が続いていた公立学校の多くが６月１日より本

中小企業であっても緊急事態宣言期には，テレワー

格的に再開したため，この日からテレワーク推奨の

ク導入率がコロナ拡大期より 30 ポイント以上増加

方針を緩和した企業が多くあり，実施率が低下した

したことを報告しており，中小企業でも緊急事態宣ものと思われる．緊急事態宣言解除から約１か月が言後に導入率が大幅に上昇したことは確かなようで経過した時点での実施率を問うた，日本生産性本部

ある．

（2020b）では 20.2% で，緊急事態宣言期から約 10
ポイント低下した．

企業の所在地域についても，緊急事態宣言が早々に出され，最後まで解除されなかった７都府県（特なお，宣言解除後の内閣府（2020）やコンカーに東京都）ではテレワークが積極的に導入され，か（2020），
イトーキ（2020），
学情（2020），
アデコ（2020）

つ実施されていた．LINE・厚生労働省（2020c）やビーなどの調査は，調査時点での勤務状況を問うのではブレイクシステムズ（2020b）によれば，東京都でなく，緊急事態宣言期間中を振り返って勤務状況をはテレワーク実施率が 50% を超えているが，コロ問う総括的な調査であった．これらの調査で得られナウイルス感染者の少ない地域になると 5% に満たた実施率は，緊急事態宣言期の参考データと位置づないことを報告している．

けられる．
4.1.5 導
 入率，推奨率，実施率を左右する要因

他方，一部の調査では，正社員は非正規社員よりもテレワーク実施率が高い（パーソル総合研究所 ,2020b; 内閣府，2020），若い世代ほどテレワーク実施率が高い（Google, 2000; 日経 BizGate, 2020）など，

テレワーク導入率，推奨率，実施率はいずれも，調査時期による影響だけでなく，企業の業種や職種，企業規模，企業の所在地域などの要因によって異なっていた．

雇用形態や年齢などとの関連性も報告されている．

4.2 テ
 レワークと仕事の生産性

業種別では，
情報通信（IT），
金融・保険，
企画・マーコロナ禍でテレワークを実施して，自身の仕事のケティング，製造などで相対的に高く，飲食・宿泊，生産性が上がった（下がった）か，もしくは，テレ

卸売・小売，医療・福祉，運輸・通信などで低かっ

ワークとオフィスワークのどちらが仕事が捗るかにた（総務省 , 2019b; LINE リサーチ，2020b; 東京都

ついて問うたもの 18 件の結果を整理した（表３）．

産業労働局，2020a, b など）．テレワークを導入しテレワークのほうが仕事の生産性が上がる（捗る）やすい業種とそうでない業種の差が反映された．なとの調査結果が７件，反対にテレワークは仕事の生

お，緊急事態宣言期に至っても，業種による実施率

産性が下がる（オフィスワークのほうが捗る）とのの差は維持されていた（LINE リサーチ，2020b; 東

調査結果が 10 件あった（うち１件は同率）．コロナ

京都産業労働局，2020b）．

禍でテレワークを経験した人のより多くが「仕事の職種別では，営業系と比較すると販売系で低い（リクルートマネージメント・ソリューションズ ,生産性が低下した」「オフィスワークのほうが仕事が捗る」と感じていた．

2020），営業職，設計・開発職，研究職と比較する

ただし，テレワークでの仕事の生産性は，これまと事務職，販売・サービス職で低い（Google, 2020）でのテレワーク経験の長さや，現在のテレワークのなど，契約書などの書類を多く扱う職種や，顧客と頻度と関連することを示唆する結果が得られていの対面でのやりとりを前提とした職種では，テレる．コロナ前からテレワークをしていた人では，そワークという働き方が適合しにくいことがわかる．

れ以降にテレワークをはじめた人よりも，テレワー

企業規模では，ほとんどの調査で大企業と中小クのパフォーマンスを肯定的に評価し（大久保敏弘

企業の間にテレワーク導入率や実施率で 20 ポイン

研究室・NIRA 総合研究開発機構，2020），生産性

ト以上の差が認められた．大企業ではテレワーク

を高く評価（イード，2020; リクルートマネジメンが多くの職場で導入されていたが，中小企業ではトソリューションズ，2020）していた．ドリーム・

大企業と比べ低かった（東京商工リサーチ，2020aアーツ（2020）では「生産性が高まっていない」となど）．テレワーク実施率についても同様であった

回答した人のうちの 70％が，コロナ感染拡大をきっ（日経 BizGate, 2020; パーソル総合研究所，2020b なかけにテレワークを導入した企業の従業員であるこど）．ただし，東京商工リサーチ（2020a, b）では，とを報告した．日本生産性本部（2020a, b）が行っ2020/4/1-4/7

2020/4/1-4/8

2020/4/1-4/10

2020/4/10-4/14

6

7

8

9

仕事中のリフレッシュに関する
調査

意識調査

イード

テレワークに関する調査

ロバート・ウォル 在宅勤務での生産性 アンケー
ターズ・ジャパン ト調査

GV お金の情報サ
働き方改革
イト「まねーぶ」

新型コロナウイルスの感染拡大
大久保敏弘研究がテレワークを活用した働き室・NIRA 総 合 研
方，生活・意識などに及ぼす影究開発機構
響に関するアンケート調査

マンダム

6082 人

501 人

500 人

10516 人152 人

12

第１回 2020/4/14-4/16 マネックスクリプ 新型コロナウイルスがもたら
第２回 2020/4/19-4/20 トバンク
す，生活者への影響調査

第１回 1414 人
第２回   997 人

2917 人2020/352658 人リクルートマネジ
メ ン ト ソ リ ュ ー テレワーク緊急実態調査
ションズ

日経 BP 総合研究所
新型コロナ対策テレワーク実態
イノベーション
調査
ICT ラボ

2020/3/26-3/28

4

800 人

1000 人アドビシステムズ テレワークスキルに関する調査

在宅勤務に関する意識調査

11 2020/4/13-4/19

2020/3/19-3/24

3

BIGLOBE

500 人

テレワーク勤務のメリットや課題に関する調査

497 人

2020/3/13-3/15

2

アドビシステムズ

回答者数

調査名

ヒューマングロー テレワークに関するアンケート
バルタレント調査

2020/2/10-2/17

1

調査主体

10 2020/4/10-4/14

調査日時

No.

表３

上がった 20％
落ちた 30％
変化なし 50％

在宅勤務と仕事の生産性について教えてください「とても生産性が上がった」「生産性が上がった」を「上がった」にまとめた．
「とても生産性が下がった」「生産性が下がった」を「下がった」にまとめた．

〇生産性低下の要因
・同僚・取引先とのコミュニケーションが取りづらい（63％）
・集中力の維持が難しい（45％）
・会社のシステム整備が不十分（44％）

向上している 45％
低下している 55％【経営者】向上している 79％／低下している 21％【会社員】向上している 40％／低下している 60％【個人事業主】向上している 65％／低下している 35％【日本人】上がった 45％，下がった 26％，【日本人】上がった理由：通勤のストレスがなくなるため変わらなかった 29％（87％），自分のペースで仕事ができるため（83％）
【外国人】上がった 48％，下がった 34％，【外国人】上がった理由：通勤のストレスがなくなるため変わらなかった 19％（74％），社外への訪問移動時間がなくなるため（71％）

120 以上 3.9％
100 超 120 未満 8.4％100（変わらない / 同じ程度）24.8％
あなたのテレワーク利用による業務の生産性は、80 以上 100 未満 28.2％
普段、職場で仕事に取り組む場合を 100 とした場
60 以上 80 未満 22.9％
合、どれくらいですか
40 以上 60 未満 8.4％
20 以上 40 未満 2.0％
20 未満 1.3％

オフィス勤務と比べたテレワークの生産性上がった 18.0％
テレワークにしたことで生産性が上がったかもし
下がった 29.8％
くは下がったかどちらとも言えない 52.1％

在宅勤務になって生産性に変化を感じましたか〇リモートワークの満足度：83.6％／不満 16.4％

通常通りの勤務を 100 ＝「変わらない」とした場合
平均 78
100 ＞＝「上昇した」
100 ＜＝「低下した」

通常通りの勤務に比べて，テレワーク勤務により，【2020 年３月時点でテレワークを利用し時間あたりの仕事のパフォーマンス（仕事の効率）ている人】
はどのように変化したと思いますか．通常通り勤 上昇した 12％
務していた場合の仕事の成果を 100 とした場合の 低下した 63％
数字で答えてください．
変わらない 25％
オフィスワークとリモートワーク，仕事効率が良 リモートワーク 64.2％
いのは？
オフィスワーク 35.8％〇なぜオフィス勤務の方がはかどるのですか？
オフィスには上司や同僚の目があるから（52.1％）
オフィスでは仕事モードに切り替わるから（45.2％）
オフィスの方が誘惑が少ないから（45.2％）

オフィス勤務 48.0％
在宅勤務とオフィス勤務，どちらが仕事がはかど 在宅勤務 25.0％
りますか
どちらも同じ 25.7％
わからない 1.3％

【課長相当の管理職
テレワーク経験あり】59.3％
肯定的回答「とてもあてはまる」「あてはまる」「ややあては生産性が向上し，実績にプラスの効果があると思【課長相当の管理職まる」の合計テレワーク未経験】45.8％
う【一般社員 テレワーク経験あり】61.6％【一般社員 テレワーク未経験】41.4％【「電子契約サービス」を積極的に活用し「とても上がったと感じる」「どちらかというと上がったと感た人】（一例）
じる」を「上がった」にまとめた．
テレワークを導入してあなたの生産性は上がった
上がった 73.9％「どちらかというと下がったと感じる」「とても下がったと感と感じますか下がった 16.3％
じる」を「下がった」にまとめた．
どちらともいえない 9.8％

「成果が出るようになった」「やや成果が出るようになった」
を「成果が出るようになった」にまとめた．
「あまり成果が出なくなった」「成果が出なくなった」を「成果が出なくなった」にまとめた．

成果が出るようになった 33.2％
在宅勤務をすることで自身の仕事に対する成果は成果が出なくなった 24.9％
どのように変化しましたか
変化はない 41.9％

補記

テレワークを実施して自身の生産性は上がったと 上がった 86.4％
思いますか下がった 13.6％

結果「とても上がったと思う」「どちらかといえば上がったと思う」
を「上がった」にまとめた．
「どちらかといえば下がったと思う」「とても下がったと思う」
を「下がった」にまとめた．

設問

テレワークと仕事の生産性に関する調査結果

260
INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4

新型コロナウイルス感染症の環境下における生活意識と行動の変化に関する調査

新型コロナウイルスの感染拡大が働く人の意識に及ぼす影響を継続調査

日本生産性本部

新型コロナウイルスの感染拡大が働く人の意識に及ぼす調査

日本生産性本部

内閣府

コロナ後の働き方アンケート

新型コロナウイルス感染拡大に伴うテレワーク緊急実態調査

日経 BizGate

ドリーム・アーツ

テレワークに関する実態調査

調査名

設問

1100 人10128 人1100 人1951 人1000 人結果「とても上がった」「上がった」「どちらかといえば上がった」
を「上がった」にまとめた．
「どちらかといえば下がった」「下がった」「とても下がった」
を「下がった」にまとめた．

補記

上がった 33.8％
下がった 66.2％

上がった 27.3％
下がった 42.4％
変わらない 30.2％（自宅での勤務を現在行っている人：n=202）
自宅での勤務で効率が上がったか上がった 50.0％
下がった 50.0％

減少：47.7％
今回の感染症の影響下において，仕事の効率性や概ね変化なし：35.6％
生産性はどのように変化したと感じますか
増加：9.7％（自宅での勤務を現在行っている人：n=319）
自宅での勤務で効率が上がったか

生産性は上がったか「効率が上がった」「やや上がった」を「上がった」にまとめた．
「やや下がった」「効率は下がった」を「下がった」にまとめた．

「大幅に減少」「減少」「やや減少」を「減少」，「大幅に増加」「増加」「やや増加」を「増加」にまとめた．

「効率が上がった」「やや上がった」を「上がった」にまとめた．
「やや下がった」「効率は下がった」を「下がった」にまとめた．

「上がった」「やや上がった」を「上がった」にまとめた．
「下がった」「やや下がった」を「下がった」にまとめた．

生産性が高まったと感じる 35％「生産性が高まっているとは感じていない」人の 70％が，コ（テレワークを実施する上で）オフィスで働く以生産性が高まっているとは感じていない ロナ感染拡大をきっかけにテレワークを導入した企業に勤務
上に生産性が高まったと感じるか
している
65％

事前調査 1824 人上がった 20.0％
テレワークに移行して仕事の効率・成果は変わり
Q1 〜 Q8下がった 52.6％
ましたか？
350 人
変わらない 27.4％

回答者数※着色したセルは，テレワーク（在宅勤務）では，以前（オフィスワーク）より生産性が低下したとする回答が多いことを示す．

18 2020/7/6-7/7

2020/5/25-6/5（２回にわけて実施）

16 2020/5/11-5/13

15 2020/4/20-4/29

17

調査主体

2020/4/15-4/22
HANABISHI（複数回にわけて実施）

調査日時

14 2020/4/18-4/19

13

No.

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4
261

た，緊急事態宣言中の 2020 年５月と，緊急事態宣言解除から１か月あまり経過した 2020 年７月の調査結果によると，５月の調査では「（自宅での勤務で）効率が上がった」と答えた人が 33.8% にとどまったのに対して，７月の調査では 50.0% まで上昇した．

多くの人がテレワークを継続し，テレワークに慣れたことによって，生産性が上昇したことがうかがえる．
ところで２件の調査（マンダム，2020; GV, 2020）

では，生産性について質問した後で，どうしてそのように回答したのか，更に理由を問う質問を行った．その結果を概観すると，テレワークにおける生産性を左右する要素の一つとして，仕事場としての自宅をどのようにとらえているかの認識が関連していると推測される．自宅で仕事をすることに対して「家族が家にいるので集中できない」「誘惑が多くて仕事をさぼってしまう」といった否定的な見方をしている人は，仕事の生産性が高まりにくい．その一方で「自宅のほうが周囲から話しかけられることがなく集中できる」「自宅は居心地が良く集中できる」

といった肯定的な見方をしている人は，仕事の生産性を高く感じていた．

4.3 テ レワークのメリット・デメリット
企業がテレワークを導入しない理由，個々の従業員がテレワークを行わない理由，コロナ禍でテレワークを経験した人の感じたメリット・デメリット等を整理した．

4.3.1 テ レワークを導入しない理由

コロナ前における企業がテレワークを導入しない

理由は，総務省（2019b）によると「テレワークに適した仕事がないから」と回答した企業が最も多く，その割合は 75％であった．続いて「情報漏洩が心配」23％，「業務の進行が難しい」22％などであった．また，個人がテレワークを実施しない理由として多かったものは「テレワークができる制度がない」

41％，「テレワークに適した仕事ではない」40％などであった．

緊急事態宣言期においても，企業がテレワークを導入しない理由として多かったものは，NTT デー

タ経営研究所（2020）の調査では「テレワーク可能な業務がない」であり，その割合は 66％であっ262

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4

た．続いて「ICT 環境が自社に整備されていない」

増える」ことをメリットとして回答した割合が一番

18％，「労務管理や人事制度等が整備されていない」

高かったのは，同居家族に小学生の子どもがいる人

15％などであった．

で 54％であった．続いて未就学児の子どもがいる

個人がテレワークを実施しない理由において，人で 43％，中高生の子どもがいる人で 41％であっパーソル総合研究所（2020c）の調査では，緊急事た．全国での休校措置や保育園などの登園自粛をう態宣言が出される前，緊急事態宣言後，緊急事態宣け，未就学児や小学校の低学年の子どもであれば，言解除後のテレワークをしていない理由の推移をま留守番をすることが難しいが，テレワークを行うととめている．それによると，
緊急事態宣言前では「テ

仕事をしながら子どもの面倒をみることができる．

レワークで行える業務ではない」と回答した人の割

それ以上の年齢の，世話を焼くことが少なくなった合は 40％，宣言後では 47％，解除後では 53％であっ子どもがいる人の場合でも家族全員が安心して一緒た．また「テレワーク制度が整備されていない」とにいる機会を持てたことがメリットと感じられたの回答した人の割合は，宣言前では 41％，宣言後でではないかと考えられる．

は 39％，解除後では 35％であった．続いて「テレテレワークを行うことは，通勤時のストレスやウワークのための ICT 環境が整備されていない」とイルス感染のリスクを軽減させ，働く人の心身の健回答した人の割合は，宣言前では 18％，宣言後で康をもたらすため，仕事に対する集中力や成果にもは 20％，解除後では 15％であった．この結果から，良い影響を与えた可能性がある．また，安心して子緊急事態宣言前より緊急事態宣言解除後の方が，テ育てや介護ができるなど，家族と過ごせる時間が増

レワーク制度や ICT 環境がよくなっていることがえ，生活が充実することにより，ワークライフバラ

わかる．また，これらの調査結果から，テレワーク

ンスを実現できたと考えられる．

を導入しない・実施しない理由は「テレワークに適した業務であるか」「テレワーク制度の整備」「ICT

4.3.3 経 験者の感じたテレワークのデメリット

環境の整備」と関係していることがわかる．
4.3.2 経 験者の感じたテレワークのメリット

テレワークを実施して感じた課題，
悪かった点や，
テレワークを継続したくない理由を問うた 17 件の調査のうち，回答割合が高かったもの上位５件を，テレワークをして良かったと思うこと，テレワー

テレワークのデメリットとして表５に整理した．

クを継続したい理由を問うた９件の調査のうち，回「コミュニケーションが難しくなった」という答割合が高かったもの上位５件をテレワークのメ

理由をデメリットとしてあげた回答が 16 件あり，

リットとして表４に整理した．

そのうち９件が一位と二位を占めた．多くの人が「通勤のストレスがなくなる」「移動時間を削減でコミュニケーションの難しさを感じていることがきる」などの理由をメリットとしてあげた回答が，わかる．

一位で６件，二位で２件あった．通勤にかかわる理

コミュニケーションの難しさについては多様な内由が半分以上の調査で一位であることから，多くの容が含まれるが，大きく２つの側面があると思われ人がメリットと感じていることがわかる．

る．一つ目は「対面と比較すると，相手から得られ続いて「ウイルスに感染するリスクが減る」ことる情報が少ない」
ことである．
「非対面のやりとりは，をメリットとしてあげた調査が４件あった（４件中相手の気持ちがわかりにくく不安」（パーソル総合

３件が一位）．メリットとして，ウイルス感染対策研究所，2020b），「画面を通じた情報のみによるコの回答率が高いのは，コロナ禍の状況を考えると当ミュニケーション不足やストレス」（内閣府，2020）

然の結果である．

のように，電話やオンラインのツールでのやりとり

このほかに「業務に集中できる」
（６件）
，
「自由

では，対面と比較して相手の表情や感情がわかりにな時間が増えた」（５件），「家族と過ごす時間が増

くく，円滑なコミュニケーションが進めにくい．

えた」
（４件）
，
「生産性，効率が上がる」（３件）という理由が多くみられた．

二つ目は「気軽なやりとりがしにくく，コミュニケーション量が減る」ことである．テレワークで

楽天インサイト（2020）の調査では，性別，年代，は，対面でのコミュニケーションと違い，他者に情同居家族別に集計している．
「家族と過ごす時間が報を伝えるために，メールを立ち上げ文章を作成し

エン・
ジャパン

メリット
一位

三位

四位

五位

〇その他の主なメリット
・介護の時間を確保できる・無駄な飲み会や付き合いが減った

テレワークを行って良かったこと

テレワークに切り替わって良 54％
かった点
通勤のストレスがなくなる

8 日本シャルフ

9 WOOC70％
52％
在宅勤務をしていて良かった点 新型コロナウイルスにかかる
通勤時のストレスがない
リスクが軽減された

7 MMD 研究所

・離職防止，人材確保
・非常時にも業務を行える

28％
家族と過ごす時間が増えた

33％
家族との時間が増える

9％
生産性・業務効率化の向上

29％
家族と過ごす時間が増えた

21％
出費が減った26％
残業時間が減少

・朝食をしっかり摂れる・働く場所の選択肢が増える

24％
業務に集中できる8％8％
職場の人との対人ストレスが労働時間の削減
減った

44％
31％
通勤時間を別の時間に充てら
通勤時のコストがかからない
れた34％
睡眠時間が増えた

35％
26％
24％
服装や見た目を気にしなくて 他人に邪魔されずに自分の仕家族と過ごす時間が増える
よい事が捗る・副業がしやすくなった・場所を変えると新しい発想が生まれる

74％
56％
満員電車の通勤ストレスがない 自分の時間を多く確保できる

21％
感染リスクを防げる

テレワークをしてみて良かったこと

6 HANABISHI

62％
42％
コロナに感染するリスクが減
自由な時間が増えた
り安心

56％
37％
5 楽 天インサイト 在 宅 勤 務を行ってよかったこと 通勤ラッシュ・満員電車を避時間にゆとりができる
けられる

29%
21％
オフィスで仕事をするよりも精神的な余裕が生まれる
集中できる

80％
30％
テレワーク／リモートワーク
通勤時間や移動時間を削減で自由に使える時間が増えるを継続したい理由
きる

NTT データ
経営研究所

4

29％
業務効率が高まる

41％
29％
無駄な会議や打合せがなく
残業時間が減った
なった

80％
67％
42％
勤務先がテレワークを導入してい移動時間など時間の短縮にな 自分のペースで仕事ができる作業に集中できるて「良かった」と回答した理由
る（時間配分ができる）

29％
28％
64％
23％
64％
通勤のストレスがなく時間を オフィスより家の方が仕事に 無駄話や不要の打ち合わせが気力や体力的な余裕ができた
ウイルスの 感 染リスクを防 げる
集中できる
なくなった
活用できる

45％
33％
28％
25％
業務に集中できて生産性が上 人間関係のストレスがなくな 家事・出産・子育ての時間を 業務上，外出が多く効率的にがるからるから確保できるから働けるから二位

小数点第一位四捨五入

デルと
EMC ジャパン

在宅勤務をしてよかったと思うこと「テレワークの制 度を使って働71％いたことがあり，今後もテレワー
通勤ストレスがなくなるから
クで働きたい」と回答した理由

質問内容

テレワーク経験者が回答したテレワークのメリット

3

2 BIGLOBE

1

調査主体

表４

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4
263

一位

二位

三位

テレワーク経験者が回答したテレワークのデメリット
四位

五位

ペーパーロジック

BIGLOBE

リクルートマネジメ
テレワークの課題
ント・ソリューショ
（経験者のみ）
ンズ

2

3

4

21%
21%
伝票や請求書などオフライン
集中力が続かないの処理が必要19%
家を出なくなってストレスが
たまる

38%
34%
上司・部下・同僚とコミュニ テレワーク/リモートワークででケーションがとりにくいこと きる仕 事 には 限 界 が あること

40%
43%
38%
テレワーク／リモートワーク
自分で自分の時間を管理する 仕事とプライベートの区別が運動不足になる
の課題
つかない
こと

NTT データ
経営研究所

パーソル総合研究所

楽天インサイト

6

7

8

9

43%
39%
33%
26%
仕事と私生活のメリハリがつ 自宅にプリンタ，机や椅子な 他の社員の勤務状況が分から 自宅に仕事用（作業用）のス
かない
どの備品が備わっていない
ない
ペースがない30%
27%
社内サーバーへのアクセス権
回線スピードが遅いなど
限がない

テレワークを実施する中でど53%のような点に課題を感じていコミュニケーションが難しい
ますか

在宅勤務をする上で，あなたにとって「障害」（仕事の妨げと 38%なるもの）となっているものがあ 紙の資料が手元にないなど
れば，以 下からお選びください

ビーブレイクシステ
ムズ

エス・ピー・
ネットワークサンロフト

MMD 研究所

内閣府

東京商工会議所

日本シャルフ

WOOC

11

12

13

14

15

16

17

19%
不慣れなコミュニケーション
ツール

46%
36%
34%
仕事とプライベートの切り替 在宅でできる仕事が限られてモチベーションが上がらない
えが難しい
しまう

31%
28%
社員同士のコミュニケーショ 仕事の効率が下がった，集中
ンが減った
できない

50%
書類への押印対応〇その他の主なデメリット ・会社帰りの飲み会や接待に行けない・一体感の醸成が課題である・上層部のテレワークへの理解があまり進んでいない
・他のメンバーに仕事を頼みにくい・孤独を感じる・同居人が気になり Web 会議がしづらい

・客先訪問など営業活動ができない・太る24％
自宅に作業をするスペースがない

51%
情報セキュリティ体制整備

29％
41％
25％
在宅勤務で困ったことは何で 48％
作業に適したデスク、椅子が プリンタが無く印刷や FAX がすか
オンオフの切り替えができない
家族に気を遣う
ない
できない

56%
社内のコミュニケーション

9％
社内管理システムへのアクセ
スができない56%
PC・スマホ等機器の確保

32％
23％
テレワークに切り替わって不19％
14％
仕事の ON/OFF の切り替えが ネット環境によって業務効率便だった点
情報共有がスムーズに進まない 書類でのやり取りができない
難しいが左右される

テレワークを実施した際に生 57%
じた課題
ネットワーク環境の整備

あなたの職場において，テレワークで 36%
35%
34%
27%
27%
不便な点と考えられるものに関し，重 テレワークできない又は合わ 社内での気軽な相談・報告が 取引先等とのやりとりが困難 画面を通じた情報のみによるコ 機微な情報を扱い難いなどの要なものから順に回答してください ない職種である
困難（機器，環境の違い等）
ミュニケーション不 足やストレス セキュリティ面の不安

在宅勤務をしていて困った点

あなたの勤 務 先では，リモート 52%
48%
26%
20%
17%
ワーク・テレワークの課題はどの 対面よりコミュニケーション テレワークの運用が整ってい ツールが整っていなくて非効 wi-fi 環境や PC 環境が整ってな 書類に勤務先のハンコを押印する必要があり上司の承認・決裁が取りにくいようなものがあると感じていますか が難しい
なく，非効率率く，遅い24%
机・椅子・モニターなど

28%
気分転換ができない

1031%
仕事の効率が悪い

36%
35%
コミュニケーションがとりづらい 仕事に集中できない

テレワークで悩んでいること 40%や不満はありますか
運動不足になるHANABISHI

28%
28%
25%
その場に行かなければいけな 同僚や上司・部下とのコミュ 仕事とプライベートの切り替
い仕事が進まない
ニケーションが難しい
えが難しい

44%
仕事に集中できない

33%
人との会話が減る

60%
48%
45%
テレワークでできない仕事がある プリンターなどの必要機器がない 仕事に適した机や椅子がない

新型コロナウイルス感染症拡48%
大の影響による在宅勤務を
運動不足になる
行って，困ったこと

テレワークを行っている人の 74%
課題
運動不足を感じる

23%
23%
23%
28%
26%
37%
テレワークを行っている人の非対面のやりとりは，相手の 上司や同僚から仕事をさぼって 出社する同僚の業務負担が増 相談しにくいと思われていな 上司から公平・公正に評価し 出社・出勤する同僚が不公平
不安
いか不安てもらえるか不安感を感じていないか不安
気持ちがわかりにくく不安いると思われていないか 不 安 えていないか不安

44%
33%
ライベートと仕事の時間の切 外部とのコミュニケーション
り分けが難しいが取りづらい

67%
67%
テレワークを導入して悪かっ
55%
社内コミュニケーションが取 勤怠管理（きちんと勤務してた点
自宅の環境が整っていない
りづらい
いるのか把握しづらい）

デルと EMC ジャパン

5

56%
61%
58%
55%
47%
テレワークを利用できる人と，テレワークで利用するコミュニケー 通信回線・セキュリティ・パソコンなオフィスにいる人に業務が偏 管 理 職 の 負 荷 が 大 き す ぎ て，
利用できない人がいて，不公 ションツールに未習熟な人がい ど，インフラやツールの整備が不十り，不公平感が生じている業務遂行に支障がある
平感が生じている
るため，業務遂行に支障がある 分なので，業務遂行に支障がある

29%
在宅勤務で難しいと思ったこ
24%
事務仕事をするための部屋やとやストレスに感じたこと
個人情報を社外で扱えない
机，椅子がない24%
集中力が続かない

五位同率

小数点第一位四捨五入

24%
22%
22%
ツールが整っていなくて非効 Wi-fi 環 境 や PC 環 境 が 整 っ て リモ ートワーク・テレワークの率なく，遅い
運 用 が 整っていなく，非 効 率

29%
27%
つい仕事以外のことをしてしまう 運動不足になる

あなたの勤 務 先では，リモート 46%
29%
25%
ワーク・テレワークの課題はどの 対面よりコミュニケションが 書類に勤務先のハンコを押印する必要
特に課題はないがあり上司の承認・決済が取りにくいようなものがあると感じていますか 難しい

テレワークを実施して感じた 38%
30%
心理的・身体的な課題
同僚とのコミュニケーションの量が減る 時間管理が難しい

アドビシステムズ

40%
36%
35%
24%
テレワークを実際に実施して24%
会社にある紙の書類をすぐに プリンターやスキャナーがな 自分以外の仕事の進捗が把握 データや情報管理のセキュリ
感じた業務上の課題
会議が非効率になる
確認できない
い
しづらい
ティが心配

質問内容

1

調査主体

デメリット

表５

264
INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4

265

たり，電話をかけて相手を呼び出したり，オンライ

回答を上回った．イード（2020）では，新型コロンツールをつなげて相手といま会話できるか様子をナウイルスが収束した後も「常にテレワークをした

うかがったりする必要があり，すぐその瞬間に会話

い」26.4%，「たまにテレワークをしたい」62.4% でをはじめることができない．そのため「社内での気両者を合わせると 88.8% の人がテレワーク継続意向

軽な相談・報告が困難」（内閣府，2020）となり，を持っていた．同様にアデコ（2020）でも，86.9%「同僚とのコミュニケーションの量が減る」（アドビの人がテレワーク継続意向を持っていた．

システムズ，2020a）ことにつながる．結果として，今後もテレワークを継続したいと回答した人の理

他者とのコミュニケーション量の低下や，本来のオ

由として多かったものは，エン・ジャパン（2020）

フィスとの距離感が孤独感を引き起こす．これと関では「通勤ストレスがなくなる」「予期せぬ災害など，連して，回答割合こそ低かったが，３社の調査で「孤非常時にも業務を行える」「業務に集中でき生産性

独を感じる」というデメリットが抽出された．テレが上がる」などが上位を占めた．また NTT データ

ワークは自宅で，一人で作業をしている分には，集経営研究所（2020）においても「通勤時間や移動時中でき作業が進むが，仕事仲間とのちょっとした相間を削減できる」「自由に使える時間が増える」「業

談や雑談といった日常的なコミュニケーションが発

務効率が高まる」が上位を占めた．4.3.2 で述べたテ

生しにくく，人と人のふれあいが少なくなることはレワークのメリットと重複するが，テレワークを行否めない．

うことにより，個人の自由時間が増え，ストレスが続いて「運動不足になる」が一位の中に３件あった．これは外出自粛要請によってそもそも家から出られなかったことが要因として考えられる．

軽減され，生産性が上がると感じていることがうかがえる．
次に，今後の働き方として，テレワークとオフィ

このほかに「機器の貸与，wi-fi 環境の整備が整っ

スワークの配分について問うた結果を整理した．緊ていない」「自宅に仕事をするための部屋，机，椅

急事態宣言中に調査を行った日経 BizGate（2020）

子などがない」と回答した調査が各 10 件，「紙の書では，新型コロナ禍収束後の働き方として「オフィ類を要する業務がある」と回答した調査が７件あっ

ス だ け 」7.5%，「オフィス中心にテレワークも」た．4.1以降で述べた緊急事態宣言期以前のテレワー

53.4%，「テレワーク中心にオフィスも」35.1%，「テ

ク導入率の低さからうかがえるように，企業側がテレワークだけ」3.9% と，オフィスワークを中心にレワークを行える準備を十分にできなかったことにテレワークを一部組み込む働き方が多く選ばれた．

加え，テレワークを行う従業員側も自宅を仕事がでまた，緊急事態宣言解除直後に調査を行った内閣府

きる環境に整える準備が十分にできなかったものと（2020）の調査では，今後（コロナ後）のテレワー考えられる．また「仕事とプライベートの切り替え

ク利用希望について，「テレワーク（ほぼ 100％）」ができない」と回答した調査が７件，「集中力が続

6.1%，「テレワーク中心（50% 以上）」14.2%，「定期

かない，集中できない」と回答した調査が６件あっ的にテレワーク（出勤中心）」9.1%，「基本的に出勤た．ここでも，機器の不足や通信面での不備，自宅（不定期にテレワーク）」10.5% であった．この調査を仕事ができる環境に整えられなかったことが，仕では，「テレワーク利用は困難」47.6% に回答者の事とプライベートの切り替えや集中力に影響したも選択が集中しているが，それを除けば，テレワークのと理解できる．

とオフィスワークのハイブリッドが志向されている

4.4 テ
 レワーク継続意向

ことがわかる．しかし，緊急事態宣言解除から１か月後に行ったアデコ（2020）の調査では，緊急事態
宣言期間中と比べた今後のテレワークの頻度に関す

コロナ拡大期〜宣言解除後の調査の中で，すでにる見通しは，「緊急事態宣言期間中と同じ頻度でテ

テレワークを実施した人に対して，今後もテレワー

レワークをする」と回答した人が 33.0％であったの

クを継続したいかどうか，テレワークを利用したいに対し，「緊急事態宣言中より低い頻度でテレワー

頻度はどの程度か，コロナ禍収束後にどんな働き方クをする」もしくは「テレワークはしない（できなをしたいか等を問うた，19 件の結果を整理した（表い）」と回答した人が 57.2% であった．テレワーク

６）．どの調査においても「今後もテレワークを実が一時的な措置にとどまっている可能性がうかがえ

施したい」という回答が「実施したくない」という

る．

調査主体

調査名

2020/3/13-3/15 在宅勤務に関する意識調査

調査日時

13358 人1000 人

回答者数【働いたことがない】
思う 59％
思わない 15％
わからない 26％

今後もテレワークで働きた【働いたことがある】
いと思いますか（働いたこ 思う 68％とがある方は，引き続き働 思わない 15％
わからない 17％
きたいと思いますか）

プレジデント
ウーマン

ドリーム・
アーツ

10

エス・ピー・
ネットワーク

9 日経 BizGate

8

7 日本能率協会

6

平常時になってもテレワー 実施したい 66％
クを実施したいか
実施したくない 34％【以前から在宅勤務を実施】
そう思う 88.0％
そう思わない 5.9％
どちらともいえない 5.5％
【初めて在宅勤務を実施】
新型コロナウイルス感染症
そう思う 78.1％
拡 大 収 束 後 に「 在 宅 勤 務 」
そう思わない 14.6％の制度が欲しいと思うか
どちらともいえない 6.0％
【実施したことはない】
そう思う 48.5％
そう思わない 25.8％
どちらともいえない 9.7％

新型コロナウイルスの感染 あてはまる 63.8％が終息しても在宅勤務を取 あてはまらない 18.8％
どちらでもない 17.4％
り入れ続けたい新型コロナウイルスの影響
2020/4/24-4/26 による在宅勤務（テレワーク）実態調査1074 人新型コロナウイルスの動向が落ち着いた後も，働き方継続したほうがよい 73.9％の１つとして，在宅勤務を原則出社したほうがよい 18.4％
継続したほうが良いと思いますか

オフィスだけ 7.5％
コロナ後の働き方アンケー
1951 人新型コロナ禍収束後にどん オフィス中心にテレワークも 53.4％
2020/4/20-4/29
ト（1372 人） な働き方をしたいか
テレワーク中心にオフィスも 35.1％
テレワークだけ 3.9％1000 人2123 人新型コロナウイルス感染症
2020/4/17-4/24 に関するビジネスパーソン
意識調査

2020/4/18-4/19 テレワーク実態調査

980 人

プレジデントウーマンオン
ラインの読者調査

2020/4/17-4/20

今後，（新型コロナウイルス 常にテレワークをしたい 26.4％
6082 人が終息した後も）テレワー たまにテレワークをしたい 62.4％（1267 人）クをしたいですか
テレワークはしたくない 11.3％

パーソル
総合研究所

4

2020/4/10-4/14 テレワークに関する調査

コロナウイルスが収束した
新型コロナウイルス対策によるテレ
続けたい 53.2％
25769 人 後も，テレワークを続けた
2020/4/10-4/12 ワークへの影響に関する緊急調査
続けたくない 23.0％（500 人） いですか，続けたくないで
第二回調査
どちらとも言えない 23.8％
すか

5 イード

2020/4/7-4/10

NTT データ
経営研究所

3

オフィス中心にテレワークも 56.3％
テレワークだけ 3.7％

オフィス中心にテレワークも 53.4％
テレワークだけ 3.6％

オフィス中心にテレワークも 49.6％
テレワークだけ 4.4％

「継続したほうがよい」「部分的に継続したほうがよい」を「継続したほうがよい」にまとめた．
「原則出社したほうがほうがよい」を「出社したほうがよい」と表記した．
「分からない」「その他」の割合は記載していない．
【在宅勤務の働きやすさとコロナ収束後の継続】〈働きやすくなった〉 継続したほうがよい 89.5％，出社したほうがよい  4.2％
〈変わらない〉継続したほうがよい 66.9％，出社したほうがよい 17.1％〈働きにくくなった〉 継続したほうがよい 62.4％，出社したほうがよい 32.0％【20 ～ 30 代】
オフィスだけ 5.3％
テレワーク中心にオフィスも 40.7％【40 代】
オフィスだけ 6.2％
テレワーク中心にオフィスも 36.8％【50 代】
オフィスだけ 8.8％
テレワーク中心にオフィスも 31.2％「強くそう思う」「そう思う」を「そう思う」にまとめた．
「全くそう思わない」「あまりそう思わない」を「そう思わない」にまとめた．
「その他」の割合は記載していない．

「続けたい」「やや続けたい」を「続けたい」にまとめた．
「続けたくない」「あまり続けたくない」を「続けたくない」にまとめた．
「続けたい」の年代別【20 代】 60.7％【30 代】 63.3％【40 代】 50.3％【50 代】 41.9％「現在と同じ頻度で利用したい」「利用頻度は増やしていきたい」を「継続したい」にまとめた．
「利用頻度は減らしたい」「利用を中止したい」を「継続したくない」にまとめた．

【在宅勤務をする上で適切だと思う日数】
１週間のうち２日程度 29.8％
１週間のうち３日程度 28.3％
１週間のうち１日程度 13.3％
１週間のうち４日程度 12.1％
１週間のうち５日程度 11.6％

補記

今 後 も 在 宅 勤 務 な ど の リ 通常時も在宅勤務をしたい（する機会を増やしたい）53.0％
モートワークをしたいと思 今回のような非常時には在宅勤務をしたい 42.4％
うか
今後在宅勤務をしたいとは思わない 4.6％

結果

テレワーク経験者が回答した継続意向

継続意向への聞き方・設問

表６

緊急調査：パンデミック（新新型コロナウイルスの収束 継続したい 52.8％
1158 人型コロナウィルス対策）と
後 も テ レ ワ ー ク / リ モ ー ト 継続したくない 34.2％（453 人）
ワークを継続したいか
分からない 13.0％
働き方

2 エン・ジャパン 2020/3/30-4/26 「テレワーク」実態調査

1 BIGLOBE

No.

※

266
INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4

3000 人

400 人

回答者数※

1100 人(222 人）コロナ禍収束後もテレワー そう思う 75.6％クを行いたいかそう思わない 24.3％

今後もテレワークをしたい はい 86.9％と思うか
いいえ 13.1％

テレワークを継続したいで はい 75％
すか
いいえ 25％

週 1 ～ 2 日 34％
今後テレワークをどのくら 週 3 ～ 4 日 30％
い の 頻 度 で 継 続 し た い で 週 5 日 18％
すか
テレワークは継続しなくてよい 13％
週 1 日未満 6％）内の数字は，テレワークの継続意向に関する質問に回答した人の数が明確な場合に記載した．

19 日本生産性本部 2020/7/6-7/7

新型コロナウイルスの感染拡大が働く人の意識に及ぼす影響を継続調査

1500 人新型コロナウイルス感染症
2020/6/25-6/29 の拡大と関連を中心とした
テレワークに関する調査

18 アデコ

500 人

新型コロナウイルス禍のテ
レワークに関する調査

2020/6/16-6/17

1131 人17 WOOC※回答者の（10128 人

正規雇用：
コロナウイルスが収束した
第三回・新型コロナウイル 20000 人
続けたい 69.4％
後も，テレワークを続けた
ス対策によるテレワークへ （5131 人）
どちらとも言えない 19.5％
いですか，続けたくないでの影響に関する緊急調査
非正規雇用：
続けたくない 11.1％
すか1000 人新型コロナウイルス感染症の環境下における生活意識と行動変化に関する調査with コロナ時代の働き方調査

2020/5/29-6/2

2020/6/12

パーソル
総合研究所

2020/5/25-6/5

16 日本シャルフ15

14 内閣府【就業者全体のテレワークの利用希望】
テレワーク（ほぼ 100％）6.1％
テレワーク中心（50% 以上）14.2％
今後，どの程度の頻度でテ
定期的にテレワーク（出勤中心 50%）9.1％
レワークを利用してみたい
基本的に出勤（不定期にテレワーク）10.5%
ですか
職場はテレワーク利用が可能だが，利用したくない 2.0%
テレワーク利用は困難 47.6%
わからない 10.5%「そう思う」「どちらかと言えばそう思う」を「そう思う」にまとめた．
「そう思わない」「どちらかと言えばそう思わない」を「そう思わない」にまとめた．

【緊急事態宣言期間中と比べて、今後はどれくらいの頻度でテレワークをする見込みか】
緊急事態宣言中以上の頻度でテレワークをする 5.2％
緊急事態宣言中と同じ頻度でテレワークをする 33.0％
緊急事態宣言中より低い頻度でテレワークをする 39.8％
テレワークはしない（できない）17.4％
わからない 4.6％

「続けたい」「やや続けたい」を「続けたい」にまとめた．
「続けたくない」「あまり続けたくない」を「続けたくない」にまとめた．
「続けたい」の年代別
20 代 【男性】70.8％【女性】79.3％
30 代 【男性】69.7％【女性】76.8％
40 代 【男性】65.4％【女性】76.2％
50 代 【男性】60.4％【女性】65.2％【23 区】
テレワーク中心（50 〜 100%）33.7%
出勤中心（テレワーク 50% 以下）16.8%
利用したくない，困難 4.5%
【東京圏】
テレワーク中心 26.1%，出勤中心 17.2%，利用したくない，困難 4.6%
【大阪圏，名古屋圏】
テレワーク中心 14.3%，出勤中心 14.2%，利用したくない 3.9%
【地方圏】
テレワーク中心 9.8%，出勤中心 11.3%，利用したくない 4.2%

「そう思う」「どちらかと言えばそう思う」を「そう思う」にまとめた．
「そう思わない」「どちらかと言えばそう思わない」を「そう思わない」にまとめた．

「続けたい」「やや続けたい」を「続けたい」にまとめた．
「続けたくない」「あまり続けたくない」を「続けたくない」にまとめた．

新型コロナウイルス拡大の続けたい 49.3％
懸念が収束したあともテレ続けたくない 23.1％
ワークを続けたいか

補記「そう思う」「ややそう思う」を「そう思う」にまとめた．
「そう思わない」「あまりそう思わない」を「そう思わない」にまとめた．
【20 代】 そう思う 79％
そう思わない 21％【30 代】 そう思う 66％
そう思わない 34％【40 代】 そう思う 70％
そう思わない 30％【50 代】 そう思う 66％
そう思わない 34％

結果

あなたは今後も在宅ワーク そう思う 70.3％
をしたいと思いますか
そう思わない 29.8％

継続意向への聞き方・設問

新型コロナウイルスの感染1100 人コロナ禍収束後もテレワー そう思う 62.7％
13 日本生産性本部 2020/5/11-5/13 拡大が働く人の意識に及ぼ（346 人） クを行いたいか
そう思わない 37.3％
す調査

2020/4/28-4/30 テレワークの意識調査

調査名

12 グーグル

調査日時

2020/4/24-4/27 在宅ワーク実態の調査

調査主体

11 グラフィコ

No.

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267

268

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4

4.2 と同様に，テレワークの継続意向についても，
これまでのテレワーク経験の長さや，現在のテレ

5. 考
 察

ワークの頻度と関連する調査結果がある．
エン・ジャ

本稿では，日本の新型コロナウイルス感染症流行

パン（2020）では，実際にテレワークで働いた経験

下でのテレワークの実態を，約 70 本のアンケートのある人の場合，テレワーク継続意向が 68% である

調査結果から概観した．本研究の目的は４点であっが，テレワーク未経験者の場合には，テレワーク実

た．１点目はコロナ禍でのテレワークの導入率・推施意向は 59% にとどまることを明らかにした．日

奨率・実施率の推移を把握することにあった．

本能率協会（2020）でも，コロナ収束後も在宅勤務

テレワークは，コロナ前も働き方改革や五輪開催制度が欲しいと思うかと問うたところ，コロナ前か

中の交通混雑の緩和などを目的に実施が呼びかけら

ら在宅勤務を実施していた人の場合，在宅勤務制度れていたが，企業の導入率・従業員の実施率とも低が欲しいと答えた人は 88.0% であるのに対し，コロ

い水準にあった．2020 年に入り，新型コロナウイ

ナ禍で初めて在宅勤務を経験した人では 78.1%，コ

ルス感染症の流行拡大が進むと，テレワークの導入

ロナ禍でも在宅勤務を実施しなかった人では 48.5%

率・実施率はともに上昇をはじめた．その後，緊急であった．

事態宣言の発出・全国拡大に至ると，テレワークのまた，エス・ピー・ネットワーク（2020）では，

導入率・実施率は一気に上昇し，一部の調査では実在宅勤務の働きやすさによってコロナ収束後の継続施率が７割を超えるような結果も得られた．2020

意向に差があることを明らかにしている．
「在宅勤

年５月末以降の宣言解除後については，まだ調査数務を実施して以前より働きやすくなった」人のテレが少なく結果を一般化するのは難しいが，解除直後

ワーク継続意向は 89.5% であったが，「変わらない」からテレワークの導入率・実施率の低下が認められ人の継続意向は 66.9%，「働きにくくなった」人のる傾向にある．

継続意向は 62.4% であった．これらのことから，テレワークという働き方に満足し，働きやすさを感じ

今回収集した調査は，そのほとんどがインターていることが，テレワーク継続意向を高めることがネット調査で，テレワークと親和性の高い調査方法示唆される．

といえる．そのため，インターネットを利用して仕継続意向を左右するその他の要因として，若い事をする業種・職種が調査対象に選ばれやすく，テ世代のほうがテレワークを継続したいと考えていレワークを実施しにくい業種・職種は調査対象からる人が多いことがうかがえる．パーソル総合研究はずれていることも少なくない．そのため，すべて所（2020b, c），グラフィコ（2020）では「テレワーの労働者のテレワークの実態を明らかにできている

クを継続したい」の回答率が，20 代，30 代のほうとは考えにくい．実際よりは高めの導入率・実施率

が他の世代よりも高かった．同様に日経 BizGateとなっている可能性があることを理解しておく必要（2020）でも「テレワーク中心にオフィスでも働きがある．

たい」の回答率が，20 代，30 代のほうが他の世代

また，一部の調査では，導入率や実施率が非常によりも高かった．一方，日本生産性本部（2020b）

高く出ている．それらは，質問内容が他の調査とはの緊急事態宣言解除後に行った調査では，50 代男

違っていたり，大企業のみを対象としていたり，首性の「コロナ禍収束後もテレワークを行いたいか」

都圏や大都市圏を対象としているなど，特有の要因の回答が，５月の調査では「そう思う」「どちらかの影響を受けている．このことについても踏まえてといえばそう思う」を合わせて 50.0% であったのに結果を受け止める必要がある．

対し，７月の調査では 87.8% にまで上昇した．このことから，中年層の間でもテレワークという新しいテレワークの導入率・推奨率・実施率が高まらな働き方に慣れて，受け入れられてきていることがうい最も大きな要因の一つとして，業種や職種によるかがえる．

テレワークとの適合性（相性）の問題があることが浮き彫りとなった．例えば，顧客との対面でのやりとりが欠かせない仕事や，設備や装置を取り扱う仕事などについては，テレワークを導入することが難しく，コロナ禍においては仕事自体を断念する

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4269

か，他のアプローチで仕事をする方法を考えるかと本稿の目的の３点目は，今回のコロナ禍におけるいう選択を迫られた．飲食業であれば，接客や会食

テレワークのメリット・デメリットを確認することを通じた感染リスクを減らすため，テイクアウトメであった．企業や個人がテレワークを導入しない理

ニューの充実やデリバリーの拡充などにシフトした

由は，「制度がない」「テレワークに向かない業務

ケースが多く認められた．また，設備や装置を使うである」「ICT 環境がよくない」の３点に集約でき業種では，現場で設備や装置を直接監視・操作するた．これは，コロナ前の調査結果（例えば，総務省 ,のではなく，リモートで監視・操作するシステムを2018）とほぼ同様の結果といえる．

開発・実装するなど，新たな発想から打開策が見出されている．

テレワークを行う最大のメリットは「通勤・移動時間の削減」とそれに伴う「自由時間の増加」であっ新型コロナウイルス感染症の流行は，たくさんのた．新たに生まれた時間を仕事のために割けば，仕人命を奪った深刻な事態であったが，奇しくも職場事の生産性の向上につながり，家族との時間，子育においては，定められたやり方で成果を生み出すこて・介護を含む家事，個人の趣味など，多様な用途とを当たり前と考えてきた私たちに，自社の事業やにも活用できる．このように時間と場所の融通が利自身の働き方を新たな視点から見つめ直す機会をもくことが経験者にとって最大のメリットであった．

たらした面がある．ここで得た貴重な経験は，今後一方で，テレワーク経験者の最大のデメリットの働き方改革の流れの中においても活かすことがでは「コミュニケーションの取りにくさ」であった．

きるものと期待される．

各調査の中では，「コミュニケーションが減った」「コミュニケーションが取りにくい」といった抽象

本稿の目的の２点目は，テレワークと生産性の関的な選択肢が多く用いられていたが，具体的には係を明らかにすることであった．コロナ禍でのテレチーム内での情報共有や，上司による業務指示・指ワークは，オフィスワークと比べると生産性が低い

導，部下の報連相，同僚との気軽な相談や雑談などと感じている人が多かった．ただ，このことだけで多岐にわたるものと思われる．なお，これらのコ

テレワークが日本の職場には向かないという結論をミュニケーションの問題の多くは，ハード（ICT）

下すのは早計である．既にふれたように，今回のテ面での急速な進歩や，そうしたツールを活用するこ

レワークは緊急避難的な措置であったため，企業もとへの習熟度合，情報共有や業務指示，報連相のた従業員も準備不足のままテレワークに突入した．テめの機会や仕掛けなどの整備によって大きな改善がレワークの制度整備，通信環境の構築，自宅の仕事可能であり，テレワーク自体に内在するコミュニ

環境の確保などの準備不足を原因とするテレワーク

ケーションの問題はそう大きくないものと推測されのデメリットが従業員に先行して認知され，それがる．今後は，テレワークの中で，これまで以上に対十分に解決されずメリットを享受できないまま，オ面（face to face）でのコミュニケーションの重要

フィスワークに戻った人が多くいる可能性がある．

性が増すと考えられ，どういった種類のやりとりでまた，テレワークの生産性が，テレワーク経験の対面でのコミュニケーションが期待され，そこにど長さに影響を受けることも明らかとなった．これまういった価値が置かれるのかといったことを深掘りでオフィスワークで行ってきたやり方が，テレワー

するような調査を設計していく必要がある．

クにそのまま適用できるわけではないため，テレ

二番目のデメリットは「運動不足になる」であっ

ワークをはじめた当初は誰しもいろいろな面に不満た．このデメリットは，過去のテレワーク関係の調や働きにくさを感じたものと思われる．テレワーク

査ではあまり注目されてこなかった要素といえる．

を何度も経験する中で，それにあった働き方を見つ

テレワークによって，通勤に伴う運動の機会が減る

け，働きやすい仕事環境が整えられていくことによため，致し方ない面がある．また，日常生活においり，それに慣れ，その結果としてテレワークでもやても他者との接触や外出の自粛が求められ，自宅以れる，テレワークだからできたといった成功体験が外での屋内・野外での活動が控えられたことも影響蓄積されていくのであろう．そうであるとすれば，したと思われる．これはテレワークだけが招いたデテレワークの是非を評価するには，より長期的なスメリットというよりは，コロナ禍でのライフスタイ

パンで検討することが求められるであろうし，テレルの変化と昨今の健康志向が招いた結果であると考ワークを継続していく必要があろうと思われる．

えられる．

270

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4

それに続くデメリットは，自宅の仕事環境，通信

トを認めつつも，現在の業務・職場の下では，多様環境，紙ベースの業務など，環境整備と業務内容にな関係性・状況でのコミュニケーションの取りづらよるところが大きい．これらは，テレワークに関す

さが，業務の進捗や生産性・効率性に直結すること，る準備不足に加え，非常時のためにオフィスワーク

また紙媒体の書類を扱う業務に代表されるように，とテレワークをバランスよく取り入れられず，完全出社しないとできない業務が多いということが関連

テレワークに一気に移行したために不都合が生じた

しているものと思われる．こういった問題に対してものと考えられる．とりわけ，日本において難しいは，前者については，チャットや Web 会議システのは，紙ベースの業務に関わる問題である．紙媒体

ムといったリモートでのコミュニケーションツール

での捺印・署名による決裁は，コロナ禍においてもへの慣れの問題や，より現場に即した使い方，シス捺印のためだけに出社するなど，解決困難な問題をテムの改良などが望まれる．また後者の問題に対し引き起こした（日経 BP 総合研究所イノベーションては，書類の電子化や，テレワークでもできること

ICT ラボ，2020b）．日本では欧米と比べると電子署とオフィスワークでしかできないことを意識した業

名・電子決裁への動きがまだ鈍く，これだけ日本社

務分担を行うことである程度までの改善が可能と思会に深く根差した歴史的慣習を変えて，大幅な法的われる．

整備を行うことはたやすいことではない．今後のテレワークの普及を考える上では，最も重要な要因になるものと思われる．

2020 年５月 25 日の緊急事態宣言の解除により，新型コロナウイルス感染症の猛威は収束したかのよ

今回収集した調査では十分にカバーできなかった

うにみえた．しかし，７月に入った頃から新規感染が，亀井・大澤（2017）は，テレワークのデメリッ

者の人数は再び増え始め，７月 29 日には国内の１トを「企業側」「管理職側」「一般職側」の三者に分日の感染者が 1,000 人を超えた．７月 29 日〜８月２

けて整理している．本稿では「一般職側」のデメリッ

日までの５日間は，新規感染者が連日 1,000 人を超トは網羅できたが，企業側，管理職側のデメリットえ，８月３日には累計４万人を突破するなど，第二については十分検討できていない．企業にとって波の到来が危惧されている．８月に入ると，各自治は，テレワークの導入コストが過大になるのではな

体で独自の「緊急事態宣言」の発出，飲食店の営業

いか，など別な側面のデメリットも抱えている．ま

時間の短縮，夏休み・お盆休みの帰省自粛が要請さた，管理職にとっては，テレワーク下で部下の労務れるなど，状況が深刻化しつつある．

管理や人事評価などを適切に行えるのか（反対に一再度の新型コロナウイルス感染症の感染拡大を受

般職からすれば，それが適切に行われているのか）け，
西村経済再生担当大臣は７月 26 日，
経済界に「テ

不安がある．テレワークは従業員の自律性を前提とレワーク 70％・時差通勤」を改めて要請した．いっ

した働き方であり，厳格な管理にはそぐわない．またんは緊急事態宣言の解除によって，オフィスワー

た，人事評価についても仕事のプロセスではなく，クへ回帰する動きが認められたが，今後の状況次第

成果（結果）を問うことは企業からしてみれば当然では，第一波の緊急事態宣言期と同程度（もしくはのことであり，より多くの企業が成果主義に基づく

それ以上）の規模でテレワークを実施する可能性も経営に移行できなければ，テレワークは依然としてゼロとはいえない．前回（第一波）のテレワーク導一過性のものに終わる可能性がある．

入は，一時の緊急避難的な様相があったが，今後は，新型コロナウイルスとの戦いが長期化する中で，テ本稿の目的の４点目は，コロナ後のテレワーク継

レワークがより平常化した状態で，当たり前の風景

続意向について把握することであった．概して約として，実施され続けていくものと予想される．今60% のテレワーク経験者が継続意向を持っており，

後も引き続き，テレワークの実態と，それが組織経

テレワークの満足度を聞いた調査でも同様に約６割

営や組織文化・風土に与える影響を注視していきの人が肯定的な回答をしていた．また，多くの人は，

たい．

テレワークを継続するとしても，オフィスワークとバランスよく勤務することを希望しており，テレワークに完全移行することを希望している人は少なかった．この結果については，テレワークのメリッ

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4

引
 用文献

エン・ジャパン（2020）．
「テレワーク」実態調査
エ ン・ ジ ャ パ ン 2020 年 5 月 20 日 <https://corp.en-japan.com/newsrelease/2020/22788.

アデコ（2020）．新型コロナウイルス感染症の拡大と関連を中心としたテレワークに関する調査

271

html>（2020 年 6 月 19 日）．

ア デ コ 2020 年 7 月 29 日 <https://www.

エス・ピー・ネットワーク（2020）．新型コロナウ

adeccogroup.jp/pressroom/2020/0729_02>（2020

イルスの影響による在宅勤務（テレワーク）

年７月 31 日）．

実態調査

アドビシステムズ（2020a）．テレワーク勤務のメ

エス・ピー・ネットワーク 2020

アドビシステム年 5 月 20 日 <https://www.sp-network.co.jp/news/
press-release/COVID19-telework-survey.html>

ズ 2020 年 3 月 4 日 <https://www.adobe.com/
jp/news-room/news/202003/20200304_adobe-

freee（2020）．テレワークに関するアンケート調査

リットや課題に関する調査（2020 年 6 月 22 日）．

telework-survey.html>（2020 年 6 月 19 日）
．

freee

アドビシステムズ（2020b）．テレワークスキルに関する調査

co.jp/news/telework_report-10161.html>（2020

アドビシステムズ 2020 年 4 月

13 日 <https://www.adobe.com/jp/news-room/
news/202004/20200413_adobe-telework-survey2.

2020 年 4 月 23 日 <https://corp.freee.

年 6 月 23 日）．
学情（2020）．20 代の仕事観や転職意識に関するア
ンケート調査 学情 2020 年 7 月 6 日 <https://
prtimes.jp/main/html/rd/p/000000532.000013485.

html>（2020 年 6 月 23 日）．
ビーブレイクシステムズ（2020a）．テレワークに

html>（2020 年 8 月 5 日）．

関 す る 実 態 調 査 work-pj 2020 年 4 月 16 日

Google（2020）．テレワークの意識調査 PC Watch<https://work-pj.net/archives/5467>（2020 年

2020 年 5 月 26 日 <https://pc.watch.impress.
co.jp/docs/news/yajiuma/1254871.html>（20206 月 19 日）．
ビ ー ブ レ イ ク シ ス テ ム ズ（2020b）．緊急事態
宣言後のテレワークに関する実態調査

年 6 月 22 日）．
グラフィコ（2020）．在宅ワーク実態の調査

work-pj 2020 年 5 月 7 日 <https://work-pj.net/
archives/5537>（2020 年 6 月 19 日）．

フ ィ コ 2020 年 5 月 14 日 <https://prtimes.jp/
main/html/rd/p/000000125.000009939.html>（2020 年 6 月 19 日）．

BIGLOBE（2020）．在宅勤務に関する意識調査
BIGLOBE 2020 年 5 月 7 日 <https://www.
biglobe.co.jp/pressroom/info/2020/05/200507-1>

デル 2020 年

4 月 26 日 <https://blog.dell.com/ja-jp/surveytelework/>（2020 年 6 月 19 日）．
デ ル と EMC ジ ャ パ ン（2020b）．中小企業のテレワーク導入状況に関する調査

デル 2020

年 7 月 29 日 <https://prtimes.jp/main/html/rd/
p/000000049.000025237.html>（2020年8月5日．
ド リ ー ム・ ア ー ツ（2020）．テレワーク実態調査

ド リ ー ム・ ア ー ツ 2020 年 5 月 14 日

<https://www.dreamarts.co.jp/news/press-release/pr200514/>（2020 年 6 月 22 日）．
エン・ジャパン（2019）．
「テレワーク」実態調査
エ ン・ ジ ャ パ ン 2019 年 5 月 15 日 <https://corp.en-japan.com/newsrelease/2019/17284.
html>（2020 年 6 月 23 日）．

GV

お金の情報サイト「まねーぶ」（2020）
．働き
方改革

意識調査

ま ね ー ぶ 2020 年 4 月

1 日 <https://www.money-book.jp/41871>（2020（2020 年６月 19 日）．
デ ル と EMC ジ ャ パ ン（2020a）．中小企業におけるテレワークに関する調査グラ

年 6 月 23 日）．
HANABISHI（2020）．テレワークに関する実態調査

み ん な の ラ ン キ ン グ 2020 年 4 月 23 日

<https://ranking.net/articles/coronavirus2>（2020年 6 月 19 日）．
ヒューマングローバルタレント（2020）．
「テレワー
ク」に関するアンケート調査 MONOist
2020 年 5 月 28 日 <https://monoist.atmarkit.co.jp/
mn/articles/2005/28/news017.html>（2020 年
6 月 22 日）．
イード（2020）．テレワークに関する調査

ユー

サ イ ト 2020 年 4 月 22 日 <https://u-site.jp/
survey/telework-1>（2020 年 6 月 19 日）．
インターパーク（2020）．テレワーク実施状況と今後のテレワーク意向に関する実態調査

セー

ルスジン 2020 年 6 月 1 日 <https://saleszine.jp/

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4

272

news/detail/1558>（2020 年 6 月 22 日）．

マイボイスコム（2020）．
「在宅勤務・テレワーク」

イトーキ（2020）．新しい働き方に関する意識調査
イ ト ー キ 2020 年 7 月 28 日 <https://www.

に関するインターネット調査

マイボイスコ

itoki.jp/press/2020/2007_telework.html>（2020

ム 2020 年 5 月 27 日 <https://prtimes.jp/main/
html/rd/p/000000888.000007815.html>（2020 年

年 8 月 5 日）．

6 月 23 日）．

亀井卓也・大澤遼一（2017）．テレワークによる働き方改革の課題と処方箋

マンダム（2020）．仕事中のリフレッシュに関す

知的資産創造 2017

る調査

年 7 月号，36-48.

prtimes.jp/main/html/rd/p/000000586.000006496.

国土交通省（2019）．平成 31 年度（令和元年度）テ
レワーク人口実態調査－調査結果の概要－

マ ン ダ ム 2020 年 4 月 16 日 <https://html>（2020 年 6 月 23 日）．
マネックスクリプトバンク（2020）．新型コロナウ

国 土 交 通 省 2020 年 3 月 31 日 <https://www.
mlit.go.jp/report/press/toshi03_hh_000055.html>

イルスが生活者の「仕事」や「お金」に与え（2020 年 7 月 3 日）．

2020 年 4 月 28 日 <https://prtimes.jp/main/html/
rd/p/000000007.000045035.html>（2020 年 6 月

る影響の調査コンカー（2020）．緊急事態宣言下のテレワークに
関 す る 調 査 ZDNet Japan 2020 年 7 月 13
日 <https://japan.zdnet.com/article/35156625/>

19 日）．
MMD 研 究 所（2020）．2020 年 4 月 在 宅 勤 務 に 関（2020 年 8 月 5 日）．

す る 調 査 MMD 研 究 所 2020 年 5 月 19 日

LINE・ 厚 生 労 働 省（2020a）． 第 1 回「 新 型 コ ロ<https://mmdlabo.jp/investigation/detail_1861.
html>（2020 年 6 月 19 日）．

ナ対策のための全国調査」厚生労働省
2020 年 4 月 30 日 <https://www.mhlw.go.jp/stf/
newpage_11109.html>（2020 年 6 月 23 日）．
LINE・ 厚 生 労 働 省（2020b）． 第 2 回「 新 型 コ ロ
ナ対策のための全国調査」厚生労働省

マネックスクリプトバンク

森川

正之（2020）．新型コロナウイルスと在宅勤務の生産性

経済産業研究所 2020 年 3 月 19

日 <https://www.rieti.go.jp/jp/columns/a01_0549.
html>（2020 年 7 月 3 日）．

2020 年 4 月 30 日 <https://www.mhlw.go.jp/stf/
newpage_11109.html>（2020 年 6 月 23 日）．

NTT データ経営研究所（2020）．緊急調査：パンLINE・ 厚 生 労 働 省（2020c）． 第 3 回「 新 型 コ ロ

方 NTT デ ー タ 経 営 研 究 所 2020 年 4 月 20

ナ対策のための全国調査」厚生労働省
2020 年 4 月 30 日 <https://www.mhlw.go.jp/stf/
newpage_11109.html>（2020 年 6 月 23 日）．
LINE・ 厚 生 労 働 省（2020d）． 第 4 回「 新 型 コ ロ

デミック（新型コロナウィルス対策）と働き
日 <https://www.nttdata-strategy.com/assets/pdf/
newsrelease/200420/supplementing01.pdf>（2020年 6 月 23 日）．
内閣府（2020）．新型コロナウイルス感染症の環ナ対策のための全国調査」厚生労働省

境下における生活意識と行動変化に関する2020 年 5 月 11 日 <https://www.mhlw.go.jp/stf/
newpage_11244.html>（2020 年 6 月 23 日）．

調 査 Bloomberg 2020 年 6 月 21 日 <https://www.bloomberg.co.jp/news/articles/2020-06-21/

LINE リ サ ー チ（2020a）． 第 2 回 COVID-19 調 査

QC97M1T0G1L801>（2020 年 6 月 23 日）．

LINE for Business 2020 年 2 月 25 日 <https://

日 本 経 済 団 体 連 合 会（2020a）．新型コロナウイ

www.linebiz.com/jp/column/research/corona-

ルス感染症拡大防止策各社の対応に関する

virus2/>（2020 年 6 月 22 日）．

フォローアップ調査

LINE リ サ ー チ（2020b）． 第 3 回 COVID-19 調 査LINE for Business 2020 年 3 月 5 日 <https://www.linebiz.com/jp/column/research/coronavirus3/>（2020 年 6 月 22 日）．
LINE リ サ ー チ（2020c）． 第 4 回 COVID-19 調 査

日本経済団体連合会

2020 年 3 月 9 日 <http://www.keidanren.or.jp/
policy/2020/018.pdf>（2020 年 6 月 22 日）．
日本経済団体連合会（2020b）．緊急事態宣言の発令に伴う新型コロナウイルス感染症拡大防止策
各社の対応に関するフォローアップ調査

日

BCN+R 2020 年 4 月 25 日 <https://www.
bcnretail.com/market/detail/20200425_169490.

www.keidanren.or.jp/policy/2020/036.pdf>（2020html>（2020 年 6 月 23 日）．

年 6 月 23 日）．

本経済団体連合会 2020 年 4 月 17 日 <https://INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4

日本能率協会（2020）．新型コロナウイルス感染症に関するビジネスパーソン意識調査

日本経

273

ルス対策によるテレワークへの影響に関する緊急調査

パ ー ソ ル 総 合 研 究 所 2020

済 新 聞 2020 年 5 月 13 日 <https://release.nikkei.

年 3 月 23 日 <https://rc.persol-group.co.jp/

co.jp/attach_file/0533893_01.pdf>（2020 年 6 月

news/202003230001.html>（2020 年 6 月 23 日）
．

22 日）
．

パーソル総合研究所（2020b）．新型コロナウイル

日経 BizGate（2020）．コロナ後の働き方アンケー…
ト 日経 BizGate 2020 年 5 月 7 日<https://bizgate.nikkei.co.jp/article/
DGXMZO5879473006052020000000/>（2020 年
6 月 22 日）．

ス対策によるテレワークへの影響に関する緊
急調査

第二回調査

パーソル総合研究所

2020 年 4 月 17 日 <https://rc.persol-group.co.jp/
news/202004170001.html>（2020 年 6 月 19 日）．
パ ー ソ ル 総 合 研 究 所（2020c）．新型コロナウイ

日 経 BP 総 合 研 究 所 イ ノ ベ ー シ ョ ン ICT ラ ボ

ルス対策によるテレワークへの影響に関す（2020a）．三千人が明かすテレワークの実態

る緊急調査

パ ー ソ ル 総 合 研 究 所 2020

テレワーク大全 日経 BP pp. 9-40．

年 6 月 11 日

<https://rc.persol-group.co.jp/

日 経 BP 総 合 研 究 所 イ ノ ベ ー シ ョ ン ICT ラ ボ（2020b）．紙の書類とハンコを無くせない
テレワーク大全 日経 BP pp. 118-124．
日本リサーチセンター（2020）．テレワークの実
施状況についての調査

日本リサーチセン

タ ー 2020 年 4 月 30 日 <https://www.nrc.co.jp/
report/200430_2.html>（2020 年 6 月 19 日）．
日本生産性本部（2020a）．新型コロナウイルスの感染拡大が働く人の意識に及ぼす調査

日本生

産 性 本 部 2020 年 5 月 22 日 <https://www.jpcnet.jp/research/assets/pdf/5f4748ac202c5f1d5086
b0a8c85dec2b.pdf>（2020 年 6 月 23 日）．
日本生産性本部（2020b）．第２回働く人の意識調査
日本生産性本部 2020 年 7 月 21 日 <https://www.jpc-net.jp/research/detail/004518.html>（2020 年 7 月 31 日）．
日本シャルフ（2020）．with コロナ時代の働き方調
査 日 本 シ ャ ル フ 2020 年 7 月 14 日 <https://
prtimes.jp/main/html/rd/p/000000004.000048506.
html>（2020 年 7 月 31 日）．
日本テレワーク協会（2020）．東日本大震災とテレ
ワーク 日本テレワーク協会 <https://japantelework.or.jp/tw_about-2/intro/>（2020 年 7 月
3 日）．
大久保敏弘研究室，
NIRA 総合研究開発機構（2020）．

news/202006110001.html>（2020 年 6 月 23 日）．
ペーパーロジック（2020a）．リモートワーク・テ
レワークに関するアンケート調査

ペーパー

ロ ジ ッ ク 2020 年 3 月 6 日 <https://paperlogic.
co.jp/wp-content/uploads/2020/03/d140b430432b
05ea81a105f4ecf1208b.pdf>（2020 年 6 月 19 日）．
ペーパーロジック（2020b）．
「女性社員の職場環境」
に関する意識調査

ペーパーロジック 2020

年 4 月 17 日 <https://paperlogic.co.jp/wp-content/
uploads/2020/04/b3f0ff9cbe0a69d4d12a1f675665
21bb.pdf>（2020 年 6 月 23 日）．
楽天インサイト（2020）．在宅勤務に関する調査
楽天インサイト 2020 年 4 月 30 日 <https://
insight.rakuten.co.jp/report/20200430/>（2020 年
6 月 19 日）．
リ ク ル ー ト マ ネ ジ メ ン ト・ ソ リ ュ ー シ ョ ン ズ（2020）．テレワーク緊急実態調査

リクルー

トマネジメント・ソリューションズ 2020
年 4 月 27 日 <https://www.recruit-ms.co.jp/issue/
inquiry_report/0000000846/>
ロバート・ウォルターズ・ジャパン（2020）．在宅勤務での生産性

ロバート・ウォルター

ズ・ジャパン 2020 年 4 月 30 日 <https://www.
robertwalters.co.jp/about-us/news/2020-04-2.
html>（2020 年 6 月 23 日）．

新型コロナウイルスの感染拡大がテレワーク

サンロフト（2020）．リモートワーク・テレワークを活用した働き方，生活・意識などに及ぼすに関するアンケート調査 nanoty 2020 年 5

影響に関するアンケート調査 NIRA 総合研

月8日

究 開 発 機 構 2020 年 4 月 17 日 <https://www.
nira.or.jp/pdf/NIRA20200417_telemigration.pdf>（2020 年 6 月 19 日）．

（2020 年 6 月 19 日）．
パ ー ソ ル 総 合 研 究 所（2020a）．新型コロナウイ<http://www.nanotybp.jp/staff/3899/>

白川桃子（2020）．6 月からの一斉出社を阻止！昭
和な会社からコロナ収束後のテレワーク継続を上手に勝ち取るコツ 2 つ

プレジデントINSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-4274

ウ ー マ ン 2020 年 5 月 19 日 <https://president.
jp/articles/-/35452>（2020 年 6 月 23 日）．
首相官邸（2017）．世界最先端 IT 国家創造宣言・官民データ活用推進基本計画について

首相官

邸 2017 年 5 月 30 日 <http://www.kantei.go.jp/
jp/singi/it2/kettei/pdf/20170530/siryou1.pdf>（2020 年 7 月 3 日）．
総務省（2017）．平成 29 年度通信利用動向調査

総務 省 2018 年 6 月 22 日 <https://www.soumu.
go.jp/main_content/000558952.pdf>（2020 年
6 月 23 日）．

tsr-net.co.jp/news/analysis/20200515_02html/>（2020 年 6 月 23 日）．
東京商工リサーチ（2020d）．第５回「新型コロナウイルスに関するアンケート」調査

総 務 省 2019 年 5 月 31 日 <https://www.soumu.
go.jp/johotsusintokei/statistics/data/190531_1.
pdf>（2020 年 6 月 23 日）．

東京商

工 リ サ ー チ 2020 年 6 月 16 日 <https://img03.
en25.com/Web/TSR/%7B42379c82-bb66-466fbbda-81aaa3487062%7D_20200616_TSRsurvey_
CoronaVirus.pdf>（2020 年 8 月 5 日）．
東京商工リサーチ（2020e）．第６回「新型コロナウイルスに関するアンケート」調査

総務省（2018）．平成 30 年度通信利用動向調査

東京商

工 リ サ ー チ 2020 年 7 月 14 日 <https://img03.
en25.com/Web/TSR/%7B87991d73-6466-4cbd8071-07b5a5428ce4%7D_20200714_TSRsurvey_
CoronaVirus.pdf>（2020 年 8 月 5 日）．

総務省（2019a）．テレワークの最新動向と今後の政策展開

商 工 リ サ ー チ 2020 年 5 月 15 日 <http://www.

東京都産業労働局（2017）．介護離職防止施策検総務省 令和元年度 テレワークの裾討のための特別調査 Tokyo はたらくネッ

野拡大に関するセミナー・イベント等 2019ト <https://www.hataraku.metro.tokyo.lg.jp/
hatarakikata/telework/donyu/29.html>（2020 年

年 10 月 2 日 <http://teleworkkakudai.jp/event/pdf/
telework_soumu.pdf>（2020 年 6 月 18 日）．
総務省（2019b）．令和元年度通信利用動向調査
総 務 省 2020 年 5 月 29 日 <https://www.soumu.
go.jp/menu_news/s-news/01tsushin02_02000148.
html>（2020 年 7 月 3 日）．
東京商工会議所（2020a）．新型コロナウイルス感染症への対応に関するアンケート調査

東京会

議 所 2020 年 4 月 8 日 <http://www.tokyo-cci.
or.jp/page.jsp?id=1021764>（2020 年 6 月 19 日）．
東京商工会議所（2020b）．
「テレワークの実施状
況に関する緊急アンケート」調査結果

東京

商工会議所 2020 年 6 月 17 日 <https://www.
tokyo-cci.or.jp/page.jsp?id=1022366>（2020 年
6 月 18 日）．
東京商工リサーチ（2020a）．第 2 回「新型コロナウイルスに関するアンケート」調査

東京商

工 リ サ ー チ 2020 年 3 月 12 日 <https://www.
tsr-net.co.jp/news/analysis/20200312_01.html>（2020 年 6 月 22 日）．
東京商工リサーチ（2020b）．第 3 回「新型コロナウイルスに関するアンケート」調査

東京商

工 リ サ ー チ 2020 年 4 月 10 日 <https://www.
tsr-net.co.jp/news/analysis/20200410_03.html>（2020 年 6 月 23 日）．
東京商工リサーチ（2020c）．第 4 回「新型コロナウイルスに関するアンケート」調査

東京

6 月 22 日）．
東京都産業労働局（2018）．東京都

多様な働き方に関する実態調査（テレワーク）Tokyo はた
ら く ネ ッ ト <https://www.hataraku.metro.tokyo.
lg.jp/hatarakikata/telework/30_telework_tyousa.
pdf>（2020 年 7 月 3 日）．
東京都産業労働局（2019）．東京都

多様な働き方に関する実態調査（テレワーク）Tokyo はた
ら く ネ ッ ト <https://www.hataraku.metro.tokyo.
lg.jp/hatarakikata/telework/01_telework_tyousa.
pdf>（2020 年 7 月 3 日）．
東京都産業労働局（2020a）．テレワークの導入に関する緊急調査東京都防災ホームページ

2020 年 5 月 11 日 <https://www.bousai.metro.
tokyo.lg.jp/taisaku/saigai/1007261/1007864.
html>（2020 年 6 月 23 日）．
東京都産業労働局（2020b）．テレワークの導入に関する緊急調査東京都防災ホームページ

2020 年 5 月 11 日 <https://www.bousai.metro.
tokyo.lg.jp/taisaku/saigai/1007261/1007864.
html>（2020 年 6 月 23 日）．
WOOC（2020）．新型コロナウイルス禍のテレ
ワ ー ク に 関 す る 調 査 WOOC 2020 年
6 月 29 日 <https://prtimes.jp/main/html/rd/
p/000000022.000043878.html>（2020 年 7 月
31 日）．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-5275

母と子のための放射線学習絵本の制作と多言語展開プロジェクト
A picture book of radiation learning for mothers/young children and its global dissemination
高木利恵子（Rieko Takaki）＊1

大磯眞一（Shinichi Oiso）＊1

要約
福島の復興に放射線に関する風評被害の払拭は不可欠であり，また放射線は原子力発電の利用に伴うからだけではなく，今やあらゆる分野で利用されている以上，生活者としての私たちは基礎的な知識を備えておくことが望ましい．幼いうちから母親等と一緒に放射線を学べる教材として，元幼稚園主任教諭である秋津裕氏の協力の下，放射線学習絵本「はじめましてほうしゃ
せん」を制作した．この絵本のねらいは短く優しい言葉と文章で「放射線を知る」ことと，読み聞かせをする大人向けのコラムを通じて「学びそびれた世代に放射線の基礎知識を届ける」ことである．絵本が国内外で高い評価を受け英語版を発行したことに続き，多言語に翻訳するプロジェ
クトを立ち上げた．現在，仏語とタイ語が追加され，これら４カ国分の PDF は Web サイトにて公開されている．
キーワード

放射線，学習絵本，多言語展開

Abstract
Eliminating harmful rumors about radiation is crucial for the reconstruction of
Fukushima. We also need to acquire basic knowledge on radiation not only because radiationaccompanies nuclear power, but also it is used in various fields today. In collaboration with aformer chief kindergarten teacher, Dr. Yutaka Akitsu, an educational picture-book on radiation
entitled “Hello, Radiation!” was produced to help children learn about radiation from a young
age together with their mother or other guardians. The aim of the book is to help learn about
radiation using short, plain words and sentences. Another aim is to give basic knowledge onradiation to generations that has lost an opportunity to learn about it, through essays written
for adults who read this book to children. The global dissemination project was started after thebook was well received in and outside Japan and the English edition was produced. French andThai editions have followed English one so far. All four language editions currently available
have been released on the website in PDF format.
Keywords

radiation, leaning picture book, global dissemination

1. は
 じめに

射線について間違った噂の流布やそれに伴う風評被害は軽減された可能性もある．福島の復興に放射線

INSS（原子力安全システム研究所）は長年にわに関する風評被害の払拭は不可欠であり，また放射たりエネルギー・環境教育の支援に取り組んできた線は原子力発電の利用に伴うからだけではなく，今が，これまでその対象は小学校高学年から高校生をやあらゆる分野で利用されている以上，生活者とし中心とした学校で教育を受ける世代であった．まての私たちは基礎的な知識を備えておくことが望また，特に放射線については，2008 年告示の文部科

しい．幼いうちから母親等と一緒に放射線を知る教学省の学習指導要領で再び取り扱われるようになる材があれば，その後の学校での段階に応じた放射線までの約 30 年間，学校教育のカリキュラムからも教育もスムーズに浸透し，不正確な噂やデマに惑わ外れており，一般市民が学校で基礎的教養として学されないだけの基礎的知識の定着に繋がることが期

ぶ機会はなかった．もし，一般市民に基礎的な放射待できる．INSS はそのような教材として母と子が線の知識が備わっていたなら，東日本大震災後の放一緒に学べる放射線学習絵本を外部の協力を得て制＊ 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 . 27 2020 R-5

276

作し，現在その普及に取り組んでいる．本稿では制るため，秋津氏は限られた文字やイラストだけで作の経緯や絵本のねらい，絵本の普及活動について伝えきれないことや数字の意味は内容から全て整理し報告する．

削ぎ落し，見開き２頁でとりあげる話題は一つと2. 放 射線学習絵本
「はじめましてほうしゃせん」制作の経緯

した．
文部科学省放射線副読本の学習ポイントは，放射線の存在から単位，利用，測定，人体への影響，防護などであるが，秋津氏の考案する幼児向け放2010 年，当時の INSS エネルギー問題研究プロ

射線学習会では，幼児が１回の出前授業で集中ジェクトの橋場隆リーダーは，元幼稚園主任教諭でできる時間内に伝えられるものとして，「放射線ある秋津裕氏が立案した「低学年（幼児〜小学低学を知る」「量の概念」の２点に絞られていた．前年）における放射線理解のための学習教材」の紹介

者は「放射線」やこれに関わる言葉と出会い，見を受け，その学習教材に放射線教材としての要点がえないけれども空気と同様に “ 放射線は身の回り盛り込まれていたこと，幼児向けの工夫がなされてにある ” ことを知ることであり，後者は “ 放射線いたことから，秋津氏を講師とした学習会を，2010

は多すぎたら危険である ” という概念である．絵

年 10 月に美浜町あおなみ保育園で実施した．その本でもこの学習会の内容が踏襲され，放射線の存

学習会に立ち会った橋場リーダーは，教材の有効性

在，利用，量の概念が主な話題となっており，まを評価し絵本化を提案，秋津氏もこれを了承し，東た，今後の日本のエネルギー選択を考える上で原日本大震災を挟んだ 2011 年６月に，エネルギー問子力災害リスクの観点も欠かせないことから，原

題研究プロジェクトの事業として実施することが正

子力発電所事故も量の概念と関連して触れられ式に合意された．

ている．

以降，秋津氏が表現制作の中心となり，INSS 側は放射線の技術的情報補足や製本・印刷業務全般を（3）配慮や工夫したポイント

担当した．こうしてこの絵本は「企画・制作 株式

絵本制作において，秋津氏がもっとも配慮した

会社原子力安全システム研究所 社会システム研究のは「言葉選び」である．内容に誤りがなく，し所 エネルギー問題研究プロジェクト」「構成協力

かし平易な言葉でなければ幼児や読み聞かせを

秋津 裕」「イラスト 株式会社ジョーソンドキュメ

する保護者にも届かない．秋津氏は短く優しい言ンツ」として，2013 年３月に完成した．初版は 200

葉と文章で放射線の姿をできるだけ真っ直ぐに部であったが，その後 2015 年６月に株式会社千代

届け，作者の主観が反映する形容詞や副詞を極力

田テクノルによる寄贈という形で 650 部が増刷され使用しないように努めた．また，放射線に対するた．以下の５．
（1）の節で述ベるように，2018 年１

印象を何らかの方向に誘導することがないよう，

月にも英語版発行と併せ，データ等を更新した改訂

イラストの配置や色使い，放射線の表情にもこだ

版 200 部が発行されている．

わっている．
また，絵本の各頁の端には読み聞かせをする大3. 絵
 本の構成人向けにコラムが添えられている．
このコラムは，（1）絵本のねらい

徳副主任研究員が，文部科学省放射線副読本（小当時のエネルギー問題研究プロジェクト堤端一

絵本化にあたり秋津氏は，絵本のねらいを「放学校教師用解説書，2011 年 10 月）から引用して，射線を知る」とした．この絵本でまず放射線と出補足解説として取りまとめたものである．この解会い，後の学校教育へスライドさせるのである．

説コラムについては巻末や別冊を設ける案も寄そして，子どもの年齢が低く大人との距離が近いせられたが，子どもへの読み聞かせと大人への知ことに注目し，「学びそびれた世代に放射線の基

識提供の同報を重視した秋津氏の工夫で，同じ頁

礎知識を届ける」
ことをもう一つのねらいとした．

の中に添えることとなった．

（2）絵本の構成
言葉の種類や語彙数の少ない幼児が対象であINSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-5

4. 絵 本活用事例

277

版の要望を受けた．それを耳にした秋津氏は早速自ら英訳，当時，秋津氏が所属していた京都大2013 年度から，各地の出前授業や研修会でこの学の院生論文の英文監修を請け負っていた James

放射線学習絵本が活用されるようになり，中には

C. Jensen 氏によって英文監修も行われた．一方，

福島県教育委員会の教材に引用された事例もある．

大磯も 2017 年 12 月の米国リスク分析学会（SRA）

表１に示しているのは記録として残っているものでで絵本を紹介したところ高い評価を受け，英語版ある．

の要望を受けていた．こうして正式に INSS から

これらも一例であるが，実際に子どもに読み聞

英語版も発刊することになった．コラムについてかせをした幼稚園教諭からは「分かりやすい文章は英訳されず省かれたこと，英語圏の低学年の放になっている」「３〜５歳児はよく見て聞けていた．

射線教育だけではなく，日本国内の中高生の英語話を聞いてよりも絵を見て理解している様子だっ

学習教材として活用されることで放射線学習へた」との報告が寄せられた．また小学校では児童かの異なったアプローチによる貢献も期待できる

ら「放射線はすごく役に立つけど，使い方を間違えことを鑑み，INSS は秋津氏英訳・Jensen 氏英文

るとすごく危険だと思った」「放射線は自分たちの監修版に大磯が技術的情報を補足したものを英

身のまわりのいろいろなところにあることが分かっ語版とした．今となっては，本文のみのシンプルた」との感想が寄せられ，その教師からは「放射線な構成としつつ技術的情報を補足したことが，以のプラスの面とマイナスの面の両方にきちんと触れ

下の（2）で述べる翻訳においても，伝えるべき内ていて，いい本だと思った」「ひらがなの主文章と容が明快で翻訳者の助けとなったと思われる．こ

漢字交じりの解説文とに分かれているので，高学年の英語版は 2018 年１月に 100 部発行され，３月にでも低学年でも読める本になっている」と評価されINSS の Web サイトで PDF も公開された（http://
www.inss.co.jp/wp-content/uploads/2018/01/Hello_ている．

Radiation.pdf）．併せてこの機に日本語の改訂版も

5. 多 言語展開発行・公開されている．

（1）英語版制作の経緯（2）多言語展開プロジェクト

2013 年に絵本が発刊されて以来，INSS は絵本

海外の関係者から評価を受け，海外でも活用の PDF を Web サ イ ト（http://www.inss.co.jp/wpcontent/uploads/2018/01/c06a.pdf）で無料公開する

してもらえるよう英語版を発行したのだが，幼など絵本の普及・活用に努めてきたが，この絵本あるべきと考えた高木は，英語以外の言語にもは多くの方に共感され評価され，草の根的に地道翻訳する “ 多言語展開プロジェクト ” を立ち上げに伝え拡がった面も大きい．その草の根の一つた．ここまでイラスト以外は関係者の志に依ってが 2016 年４月の日本技術士会の会合であり，参おり，多言語展開においても翻訳は協力者有志に加していたベトナム団代表より高い評価と英語託すことが望ましい．そこで，自国で放射線教育

表１
活用日
2013/9/6

対象
小学１，２年生

2013/10/10 立地地域女性層

い子どもが手に取って読むのであれば母国語で放射線絵本活用例

手法

活用場所

出前授業

福島県東白川郡白河市立五箇小学校

勉強会

島根県松江市佐太公民館ボランティアサークル「おはなし びっくりばこ」

2015/2/25

大学生，一般来訪者 冊子化

福井大学附属国際原子力工学研究所常設展示室

2015/3/1

小・中学校

学習教材 DVD 福島県教育委員会

2015/3/1

小学１，２年生

出前授業

福島県

2015/6/4

幼稚園教諭

研修会

伊達市 福島県教育センター

2015/10/5

幼稚園

出前授業

福島県東白川郡棚倉幼稚園

2015/10/16 小学校

授業活用

六ヶ所村立 千歳平小学校

2015/11/11 小学校

出前授業活用福島県伊達市INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-5

278の取組みを必要とし，この絵本のコンセプトを理解して翻訳に協力してくれる人を募集することとした．このプロジェクト専用アドレス（hello_radiation_pj@inss.co.jp）に必要事項を添えてメールを送れば，INSS から折り返し母国語に書き換え可能な英語版の PPT ファイルを提供，それを母国語に翻訳・書き換えて，教育用絵本として活用できるという仕組みである．母国語に翻訳されたものは INSS の Web サイトでも公開され，翻訳した国以外の人も言語が同じであれば自由に活用できる．また自国の言語にまだ翻訳されていな
ければ，自ら翻訳を志願してもらいたいというものである．ただし，
このプロジェクトにおいては，翻訳者も放射線の基礎に精通していることが求められる．そこで，原子力・放射線の関係者が多く出席する会議として，2019 年６月にスペインで開催された WiN（Women in Nuclear，原子力・放射線の分野に従事する女性の世界組織）Global
年次大会と，同年 12 月に米国で開催された米国
リスク分析学会を選び，そこでこの絵本プロジェ
クトを紹介したところ，スペイン語とフランス語への翻訳協力者を得ることができた．また，2019

図１

年９月から 2020 年３月まで INSS に短期滞在していたタイ原子力庁 Soratos Tantideeravit 氏もこのプロジェクトに賛同し，本国の広報担当者の協力も得たうえで翻訳してくれた．現在，フランス

４か国語の表紙

謝 辞

語版とタイ語版が完成し，ぞれぞれ INSS の Web

放射線学習絵本 “ はじめましてほうしゃせん ” のサイトにて公開している（フ ラ ン ス 語 版 http://www.inss.co.jp/wp-content/

発刊にあたっては，構成を全面的に担われたエネル

uploads/2020/04/Salut-Radiation-French.pdf，

タイ語版 http://www.inss.co.jp/wp-content/uploads/

ろが非常に大きい．
ここに改めて感謝申し上げたい．

2020/04/สวัสดี-ฉันคือ-“รังสี”-Thai.pdf）
．

6. お
 わりに
この放射線学習絵本は 2010 年に発案され，この10 年のうちに日本各地で活用されるとともに，図１のように４か国語に展開された．これも関係者の地道な尽力あってのことである．放射線を正しく理解して共存していくために，幼い時期から年齢に応じた知識を浸透・定着させることを必要としているのは，福島に限らず日本全体であり，ひいては世界共通である．INSS はこの放射線学習絵本のさらなる活用を目指し，引き続き普及と多言語展開に努めていく．

ギーリテラシー研究所 秋津 裕氏の貢献に依るとこ

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-5参 照文献（1） 放 射 線 等 に 関 す る 副 読 本 小 学 校 児 童 用（2011.10 文部科学省）．
（2） 放射線等に関する副読本 小学校教師用解説書（2011.10 文部科学省）．
（3） 秋津 裕：エネルギー環境学習絵本「はじめまして ほうしゃせん」制作に寄せて，INSS ホー
ム ペ ー ジ，http://www.inss.co.jp/wp-content/
uploads/2017/03/c06b.pdf（4） 秋津 裕：保健室で子どもと語る “ ほうしゃせん ” －放射線出前授業から考える “ 伝える ” と“ 伝わる ” コミュニケーション－，教育講演，
東 北 学 校 保 健 学 会 会 誌 第 63 号，pp. 10-13（2015）．
（5） R . T a k a k i , Y . A k i t s u , S . O i s o , “ H e l l o !
Radiation” Project - A Picture Book of
Radiation Awareness for mothers and young
children” 27th Women in Nuclear Global
Annual Conference, Madrid, 17-21 June,（2019）．

279

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-6280

美浜町エネルギー環境教育体験館「きいぱす」と「観光」をつなぐゲートウェイ施設の検討ワークショップに関する報告－地元と協調した施設と地域の活性化の検討－
Report on the workshop for considering a gateway facility linking Mihama Town's 
hands-on energy and environment education facility “Kiipasu” with tourism - Discussions on how to vitalize the facility and the region in
cooperation with local communities 西野

加奈江（Kanae Nishino）＊1

大磯眞一（Shinichi Oiso）＊1

近田高木昇（Noboru Konda）＊2

利恵子（Rieko Takaki）＊1

要約
美浜町エネルギー環境教育体験館「きいぱす」（以下，「きいぱす」という．）は，開館
３年が経過し，来館者も徐々に増えてきているが，個人客の取り込みが十分とは言えない現状にある．理由として，施設に対するイメージが固く気軽に行けない，所在地が「遠い」，また「『きいぱす』の他に何もない」と思われていることがある．今回，「きいぱす」の施設の一部である「体育館」に改修の必要が生じたことから，新たな展示などが可能で，また，団体客用のスペースを併せ持つ施設に改修し，「きいぱす」の魅力を向上させ，来館者の増加につなげたいと美浜町から要望があった．一方で，「きいぱす」だけの魅力が向上しても，「丹生」地区全体が変わらなけ
れば来館者の増加にはつながらないと考えられる．そこで，有識者を座長とし地区などの代表，専門家を委員とするワークショップを組織し，「きいぱす」の体育館の改修と，「きいぱす」を含む「丹生」地区の今後を検討することにした．計６回のワークショップを経て，「きいぱす」と「丹生」地区の新たな魅力を表す「テーマ」と「コンセプト」が策定された．
キーワード

美浜町エネルギー環境教育体験館きいぱす，地域活性化，地域創生

Abstract
Three years since its opening, Mihama Town's hands-on energy and environment
education facility “Kiipasu” is steadily attracting more visitors but still needs to work on attracting
individual visitors. Reasons for this situation include: people believe the facility is too serious fora casual visit, is too remotely located, or does not have any other attractions nearby. Taking
the need to repair “Kiipasu” gymnasium as an opportunity, Mihama Town requested that the
gymnasium be remodeled to enable new exhibits to be displayed and to include a space forgroup visitors, to boost the appeal of “Kiipasu” and the number of visitors. However, enhancing
the appeal of “Kiipasu” alone will not boost the number of visitors; the entire local district of “Niu”
needs to change. Accordingly, a workshop led by a specialist and consisting of representatives of
local communities and experts was launched to plan the remodeling of the gymnasium and thefuture of the “Niu” district including “Kiipasu”. Through six workshops, the themes and concept
for conveying the new appeals of “Kiipasu” and “Niu” were established.
Keywords

Mihama Town's hands-on energy and environment education facility “Kiipasu”, Regional activation

1. は
 じめに
福井県美浜町丹生に立地する「きいぱす」は，エ＊ 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

ネルギー環境教育に特化し，「エネルギー問題」や「環境問題」に関する体験や学習のできる施設として，
2017年４月に開館した．開館３年が経過し，徐々現（株）かんでんエンジニアリング

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-6281に来館者数も増えてきているが，その内訳をみると，場所として，
丹生地区以外からの訪問者だけでなく，年２回開催される「きいぱすフェスタ」などによる

丹生地区の住民も自ら足を運ぶこと，さらには，丹ものが多く，それ以外での個人客の取り込みが十分

生の地域全体としての観光を視野に入れ訪問者を増にできていないのが現状である．

やすことに主眼を置いた．

「きいぱす」の展示や体験プログラムは，来館者

丹生地区を魅力ある地域に変える，いわゆる「地から高い評価を受けている一方，
一般住民からは「エ

域創生」の取組みにより地域への訪問者を増やすこネルギー」や「環境」といったテーマは「難しい」「楽とで，新しい魅力を持った「きいぱす」への来館者しめない」というイメージを持たれていると思われ，の増加につながることを期するものである．

気軽に訪れる方は少ないようである．
また，「きいぱす」の所在地が敦賀半島の先端に近く，「わざわざあそこまで行くのは遠い」「他に何もないのにそれだけのために行くのは．
．
．
」という声も聞かれることから，現状のままでは個人客を中心とした来館者の増加は期待できないと考えられる．
今回，「きいぱす」の施設の一部である体育館に

3. 方 法および結果
3.1 方
 法
今回の検討方法は，INSS から提案をし，有識者，
専門家および地元関係者などをメンバーとするワー
クショップ（以下，WS という．
）方式とした．

改修の必要が生じたことから，エネルギーに関する

WS 方式を採用した理由として，第一に「丹生」新たな展示などができ，また，団体客を受け入れる

地区の将来，「きいぱす」の今後については，地元

際，休憩などができるスペースを併せ持つ施設に改関係者を含む多様な立場の当事者からいろいろな意

修ができないか．そして，それらによって「きいぱ見が出され，イメージを共有しながら議論されるこす」の魅力を向上させ，来館者の増加につなげたい，とが望ましいと考えたからである．

という要望が美浜町から出された．

第二に，福井県にある企業の研究施設のリニュー

一方で，「きいぱす」の魅力が向上したとしても，アルに際し，有識者，建築家，社員などをメンバー「丹生」地区自体も変わらなければ，
「遠い」
「何も

として WS を立ち上げ，そこで出された様々な意見ない」といったイメージは変わらないため人が訪れをまとめ，新しい施設の「テーマ」と「コンセプト」

ることはない．つまり「きいぱす」の来館者増にはを決定した好事例があり，そのプロセスや方法が参つながらない，という懸念もある．

考になると考えたからである．決定された「テーマ」

そのような状況で，「きいぱす」から原子力安全と「コンセプト」に基づきリニューアルされた研究

システム研究所（以下，「INSS」）に相談と協力要施設＊ 3 は，従来の閉鎖的・秘密保持的な施設から，請があり，INSS は地元の企業として地域に貢献で開放的・情報収集的な施設に変わり，その在り方やきることは積極的に関与するべきと判断し，協力し建物自体の面白さが，様々な方面から高く評価されていくこととした．検討の主体は「きいぱす」で，ている．

サポートしていくのが INSS であるという体制を確
認した．

2. 目
 的

3.1.1 検
 討体制
WS の名称は，「美浜町エネルギー環境教育体験館『きいぱす』と『観光』をつなぐゲートウェイ施「きいぱす」の体育館改修などについて検討する

設検討 WS」（以下，「検討 WS」という．
）とした．

こと，また，あわせて「きいぱす」を含む「丹生」検討 WS の座長として，地域創生の取組みに経地区全体をどのようにしていくのか，将来を見据え

験・知見のある大阪大学 CO デザインセンターに依た検討を行うこととした．

頼し，同センターの上須道徳先生にご協力いただく

具体的には，「きいぱす」の施設としての在り方を検討する中で，エネルギー・環境問題などを学ぶ＊3

NICCA イノベーションセンター

ことになった．
また，検討 WS の委員は，丹生区，漁業組合の代

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-6282

表や商工，観光，旅行の専門家，美浜町の観光・産業の関係課に加えて，事務局として「きいぱす」の管轄課および「きいぱす」関係者で構成した．

プトの提案
第６回 テーマとコンセプトの架橋
検討 WS の委員には，最終的なアウトプットに向け，各回の WS の意義を理解していただいた上で議3.1.2 策 定する成果物論を進めた．上須先生には各回で発散される意見や認識を，活動内容に合わせた形で取りまとめていた

検討 WS での議論を通じて，「丹生」地区の地域

だいた．

創生と，
「きいぱす」を地域の中核的施設として，各回の WS の概要を，以下の表１「検討 WS の概

新しい魅力を表す「テーマ」と「コンセプト」を策要」に示す．また，表１内で言及している各回の成定することとした．

果物については，本文末の資料１〜４で示す．

なお，「テーマ」とは，「きいぱす」を含めた「丹生」地区の目指す将来を表すもので，「コンセプト」とは，「テーマ」を具体化するための方策である．

3.3 検
 討 WS の成果
計６回の WS の中で，地元住民を含む委員の思い

3.2 検
 討 WS の活動や問題意識が，はじめは発散したが，最後は「テーマ」と「コンセプト」という形に収束させることが検討 WS は，2019 年９月から 2020 年３月までに６回開催された．各回の活動内容は次のとおり．

できた．６回の議論を踏まえ，整理した「きいぱす」
および「丹生」地区の「テーマ」と「コンセプト」を，図１に示す．

第１回 「きいぱす」にかかわる認識の共有

WS では多くのコンセプトが提案された．その中第２回 視察を通じた認識の客観化で共通して見られたものが，学ぶ，体験する，エネ

第３回 認識に基づく「きいぱす」のイメージ出し

ルギー，丹生，未来，つなげる，交流する，という

第４回 イ メージを他者に伝えるためのストーリー作成

言葉であった．これらの言葉の中には，「きいぱす」

第５回 施
 設改修を含めた具体策を想定したコンセと「丹生」地区を美浜町の観光のゲートウェイとし

表１
開催日時

テーマ

検討 WS の概要＊ 4
概

要

WS1
認識の共有
2019 年９月６日

委員の自己紹介，ワークショップの目的や進め方の確認を行い，「きいぱす」や美浜・丹生地区がもつ魅力・特徴，抱える課題について様々な意見を共有した．（資料１参照）

WS2
豊岡視察
2019 年 11 月１日

豊岡市コウノトリ文化館及び豊岡市コウノトリ共生課を視察した．現在の取組みやその実施体制，活動の歴史についてヒアリングを行い，地域づくりにおけるコウノトリの意義，また行政，地域住民や活動団体が果たした役割について知見を得た．

WS3
イメージ出し2019 年 12 月６日

認識の共有（WS1）と豊岡視察（WS2）を踏まえ，「きいぱす」の在り方に関するイメー
ジの洗い出しを行った．地域活性を大きな目標として，地域資源の活用や「きいぱす」の特色を踏まえた手段や中間的な目標を挙げることができた．（資料２参照）「きいぱす」の在り方のイメージを第三者に伝えるためのストーリーを作成した．
WS4「日本の将来のエネルギーを学ぶ場所」，「豊かな自然の中に身を置き五感で感じる体ストーリー作成
2020 年１月 21 日
験」，
「家族がエネルギーを学び，自然を楽しむ場所」という３つのストーリーラインが提案された．（資料３参照）
WS 委員のアイデアに共通してみられるストーリーやイメージの構成要素からコンセ
WS5プトを抽出，具体案も併せて提案した．「最先端のエネルギーの学び」，「100 年後の地コンセプト策定
2020 年２月 19 日
球を創造する」といったコンセプトの要素リストを作成し，関連する施策・取組みのアイデアを提案した．（資料４参照）
これまでのワークショップの議論をまとめる形で，様々な意見や思い全体を包含す
WS6
テーマとコンセるようなテーマの設定，そのテーマを具体策に架橋するためのコンセプトの選定を2020 年３月 13 日 プトの架橋行った．また，今後の展開についても議論した．

＊4

上須先生作成INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-6

コンセプト

テーマ

未来の人材育成

里浜とエネルギーの遊学
Connect New （丹生）学び

未来のエネルギー

体験 、ふれあい 想像・創造
つなぐ、つなげる
和、輪交わる

地域の人が主体

図 1 「きいぱす」および「丹生」地区の「テーマ」と「コンセプト」＊ 5て捉えること，原子力発電所の立地地域としての歴史や，「きいぱす」が提供する先端のエネルギーについての学びを通じて，未来につながる「何か」を想像・創造するといった思いが表れている．

【01 体験する】
01 自然を
丹生湾は美しい。美浜発電所が稼働していた時には、取水によりおよそ1日で湾内の水が入れかわっていたらしい。「丹生」の船着き場には、
かわいいスワンボート（池や湖にある足漕ぎのボート）がある。湾内の波は静かであり、このボートでも漕ぎ出して行ける。このボートの魅力は船底の一部が透明になっており、きれいな
湾内の底まで見ることができるところである。
一方、「きいぱす」の横にはちょっとした山がある。この山には、遊歩道が作られている。
丹生湾と美浜発電所を見ながら、山上の展望台まで少し歩くことができる。「きいぱす」としては、位置エネルギーや運動エネルギーについて学んでほしいと考えて作ったインクラインを利用してほしいと考えているかもしれない。また別の方法として、サイクルモノレールで登って行く手段もある。これは「きいぱす」３Ｆから出発するので、実は標高差が少なく、考えているよりも楽であることはあまり知られていな
いようだ。

図3

283

03 生活を「丹生」はいわゆる田舎である。都市にあるようなもの
は、ほぼない。ならばいっそのこと、本当に何にもない生活を体験できるようにしてはどうか。とはいえ、野宿は安全面から問題がありそうである。寝る場所は、隣接するオートキャンプ場があるので、そこを活用してはどうか。
食事は自炊する。まずは火起こし体験から始める。マッチやライターは使用しない。調理は、近くの調理場で行う。
切る、煮る、焼く、炊く、盛り付ける、食べるまでにやることは沢山ある。さらに食器はどうするのかも考える必要がある。昔の生活を体験するのに他に何ができるだろうか・・・。
早起きをして、漁船に乗せてもらって漁を体験する。網を引き上げれば、地魚が大漁である。戻って魚を自分でさばくのも良い経験になる。
田畑で農作業をすることもできる。最初のうちは、農具
はうまく使えないが、そこは慣れである。例えば、バーチャル住民登録をすれば、バーチャル「自分の農地」を地
元のオーナーさんから借りて作物を作ることができることにすればどうだろうか。普段は、本当のオーナーさんにお世話をお願いすることになるかもしれないが。
湾内の養殖いけすの魚もマイ魚登録ができる。成長したら丹生に来て自分でさばくこともできるし、自宅に送ってもらうこともできる。

 ンセプトから想定できる具体的な取組みのアイコ
ディア（一部）

いぱす」や「丹生」地区の資源を利用した具体的でこのような様々な思いを包含するよう，「里浜と「わくわくするような」施策やアイディアとつながっエネルギーの遊学」と「Connect New（丹生）」とている．他にも，例えば，全国で同じ「丹生」といいう２つの言葉にまとめて，これを「テーマ」としう名前を持つ「丹生地区」が一堂に集まるサミットて策定した．

を「きいぱす」で開催し，おいしいもの（例：「丹「テーマ」とした「里浜とエネルギーの遊学」，そ生丼」を創作）や，自慢したいもの（例：未来のエれをどのように具体化するのか．検討 WS での議論

ネルギーモデル地区）を披露する，といったアイディの中では，様々な具体的な取組みが提案された．そ

アは，
「テーマ」
・
「コンセプト」を体現するユニー

れらを実現できるよう，３つのコンセプトとして表クなアイディアであった．

現，整理した（図２）．
さらに，検討 WS で提案されたコンセプトから想定できる様々な具体的な取組みのアイディアの一部
を，図３に示す．
今回策定した「テーマ」
・「コンセプト」は，「き＜テーマ＞・・・きいぱすと丹生地区の目指す将来を端的に表すもの

里浜とエネルギーの遊学－Connect New（丹生）－＜コンセプト＞・・・「テーマ」を具体化するための方策

01体験する「自然を」「食を」「生活を」02学ぶ「エネルギー事情・環境問題を」「新しい技術を」「エネルギークイズで」（創造・想像、人材育成などを含む）

03つながる「他地域と」「他世代と」「他の考え方と」（交わる、和、輪、ふれあいなどを含む）

図2＊5

策定した「テーマ」と「コンセプト」

本図も上須先生にまとめていただいたものである

4. 活
 動の評価今回，WS 方式を採用し，地区の代表や多様な業種の代表を検討 WS の委員としたことで，地域住民が主体となりうるような施設の在り方について，様々な立場から議論を深めることが可能となった．
また，普段では聞けないような，地区が抱える思いなど，当事者の心情を吐露していただけたことも
大きな成果であったと考える．
そして，検討 WS に様々な分野の専門家が参加することにより，議論の中で出るアイディアや提案について客観的な視点からの議論を担保することができたと評価できる．
さらに，座長を上須先生という有識者に務めていただいたことにより，ワークショップや地域創生について多くの経験や知見を有するファシリテーターのもとで検討の議論を進めることが可能となった．
限られた時間の中でたいへん有効な議論を行うことができたと考える．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-6

284

5. 今
 後への期待謝 辞「きいぱす」や「丹生」地区の将来の発展につい本事業の当初の構想にお力添えをいただきましては，美浜町や地元関係者の力と協力が不可欠であた大阪大学 CO デザインセンター長 池田光穂 教授，

る．今回の検討 WS の成果は，「きいぱす」や「丹生」検討 WS を導き，ご尽力をいただきました大阪大学地区の今後について，
当事者も加わり策定した基準，

CO デザインセンター 上須道徳 特任准教授，６回あるいはスタート地点になる．今回の成果が今後のの WS にご協力をいただきました委員，関係者のみ

具体化の取組みにつながることを望みたい．

なさまに深く感謝申し上げます．
また，本誌への事業報告の掲載をご快諾いただきました美浜町エネルギー環境教育体験館「きいぱす」
橋場 隆 館長をはじめ職員のみなさまに感謝いたし
ます．
地域活性

ビジョン

共生、多様性のシンボル

地域の方が主体となる場

活気がある

丹生の地元の方々が元気で楽しくかかわっている。

超ゆるい施設多様な世代や主体が楽しむ場

目的
周辺の観光資源を生かすべき

美しい場所にきて発想することができる場所

大人も子供も集まる

ここに来れば子供が遊べる

丹生の名物
漁師の海鮮丼

無料ワーキングスペース
地元特産品が安く買える
丹生でとれた魚介が食べられる。（でも提供できる？）
郷土料理が
食べられる

エネルギーを文化として学ぼう！
エネルギーに興味を持ってもらう。
→美浜から発信地球温暖化の危機に気づく場所

大学との連携

きいぱすの目の前にある原子力の安
全性やすごさを知ってもらう新しいことをいつも学ぶことができる
トヨタエコフルタウンのようなエネルギーエコタウン

ここに来ればみんなが研究者！

企業との連携福井環境エネルギー懇話会嶺南支部としての役割

伝説の電気ポケモン

集中講義や教育プログラ
ムによる宿泊者の創出

地区全体でエコ。周道まで車は可。域内の移動は電気自動車や自転車など。

マイ畑、マイ魚などを持てる。
自分で手掛ける。普段は地元の人たちが手入れする。

ウォークラリー周ってチケットをもらおう→海鮮丼が食べられる

ぐるっと丹生地区がある施設

自販機の拡充（再エネを利用）

船の定期航路画期的な勉強会開催
によるリピータづくり

VaH, VPPの範囲はきいぱすだけとして、それを丹生地区に拡大したイ
メージ。教育視察のアセット化。

きいぱすのエネルギー体験
設備のさらなる充実

周遊道路を活かして様々な乗り物で集客、大会イベント

しかけづくりの場

資料１，２，４は上須先生のまとめによる原子力との共生のパイオニア

発電所立地地区住民のことをわかってもらいたい（状況や歴史）

海外から訪問者が来る

丹生を味わえる場 再エネ由来の温室ハウス

カフェ（ゆったり過ごす）
全席ソファ（いろいろなお茶が飲める）

資料 1

＊6

「〇〇マニア」を呼ぶイベント

増健施設（ゆったり過ごす）
岩盤浴、ホットヨガ

地域のおいしい食べ物を体験してもらう

地域資源の活用と地域ビジョン

きいぱすライトアップ
発電所ライトアップ
プロジェクトマッピング

大きな公園
芝生でのんびり

地元海産物の食堂

交流の場

水晶浜の風景に溶け込んだ
美浜発電所

アウトドアとの融合

ランチルームの活用法

交流人口の拠点「映える」もの（の発掘、創造）

マリンスポーツ＆海鮮バーベキューとエネルギー学習ができる地域「きいぱす」無料でできる
体験、安くできる体験

エネルギーを学び自然を楽しむ場所

大学生と子供の交流

新しい共生の在り方を発信する

美しい自然とエネル
ギーが共生している

いろんな世代が学ぶことができる場所

丹生のエリアに来ると家族で一日楽しめる。広場など

遊具いっぱい日本一があるとよい日本一のエネルギー
環境地区丹生地域住民が気軽に寄ることができる

体験ができる地域、体を動かせる場所「なにもない」ことを体験できる。

いろいろな世代が交流する地域との交流の場

少しでも寄ってみたくなる場所県外からキイパスを目的に美浜に来てもらう〇〇日本一の地区

健康の町

子供が多い町

海エンゼルランドふくい

手段

共生・多様性の丹生

持続可能な社会の創出

Maas自動運転など最先端のアクセス手段
エネルギー生産学習のできる町（出前講義もあります）

半島周遊サイクリング（琵琶湖を参照）「遠い」と言われないエネルギー技術の社会実装の場
トップランナーエネルギー先端技術
交通技術の実践・体験の場

WS1「きいぱす」にかかわる認識の共有＊ 6

エネルギー先端教育の場

エネルギー
環境の教育と実践

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-6

美浜・丹生

丹生地区の
魅力や特色
へしこ丸、酒かす好きです。

丹生で仕事する人の数が美浜で一番。

285

丹生地区の
魅力度アップと周知
全国的な認知度の低さ

県外からの観光客の減少

魅力アップが必要。
魚を売りにした良いア
イデアがあれば。

地域の人口減少と高齢化
水晶浜が有名夕日が美しい

丹生地区の状況やイメージ周辺の観光資源を生かすべき

観光地からの移動・アクセスの悪さ

丹生地区は観光というイメージがない
あらかじめ予定していないとこない場所

現在は行き止まりの集落

丹生に食事をするところや店が少なく、食事ができる民宿とPRセンターの喫茶しかな
い。コンビニがあるとよい。

来られたお客さんからは美浜インターからすごく時間がかかる⇒それを売りにすることができないか＞

丹生に来ても食事するところがない。

管内にカフェ、飲み物が飲めるといいな。

きいぱすに敦賀からくるバスのバス代を無料（もしくは半額）にするクーポンを作る。

「きいぱすの」活動の特色

質の高いエネルギー
環境教育の提供。

きいぱすで最も勉強しているのは実は職員（ファシリテーター。地元丹生からそのような人材が来ていただけると地域のエネルギー環境に関するパワー
アップにつながる。（敦賀市の方が多い）

改善提案

若者向けのカフェや店が少ない。ない。
保育所跡、体育館が使えるとよい。
丹生から昼食を提供いただけるとよい。

町民が来るような場所にした方がよい教育のための施設：イメージ
が堅く足が向かない。

“教育”楽しさをどのように追及できるか？
アミューズ性は必要か？魅力が必要か？

施設・サービスの改善

海岸線に絶景カフェがあるといいな

距離が遠くても行きたくなるようにしなければ。

観光地との連携周遊づくり
コース作りが不足している

魅力・特色
課題

「きいぱす」は学生が多いので宿泊しても客単価にはつながらない。
良い方法はないか。

アクセス
の改善

中心地から遠い。
アクセスが不便。

水晶浜や白浜はきれいとよく言われる。結び付けれるとよいと思う。

「きいぱす」の魅力度アップと周知

気楽に立ち寄れる
何かが足りない
きいぱすに丹生までをフィールドにしたプログラムがあるとよいのでは。
（電気自動車で移動を容易にして。）

教育効果の検証があるとよいのではないか。

きいぱすの中でメニューに特化したPR補法＜○○フェア、××
キャンペーンなど＞

体育館の地加熱（地下水）の冷暖房を考える（通年利用のため）

きいぱす

資料 2

WS3 認識の共有と視察を踏まえた「きいぱす」の在り方に関するイメージの洗い出し＊ 6

将来の日本のエネルギーを学ぶ体験

団体をターゲットに！！

豊かな自然の中に身を置き五感で感じる体験

最先端

ＶＰＰ
Ｖ２Ｈ

電気自動車を使って敦賀半島一周

きいぱす

かまど炊きご飯

発信

昔の暮ら
しを知る

SNS
YouTube

丹生丼
地域一体型

美浜から
の発信

魚さばき体験

地元の方とのふれあい（丹生の共生の歴史）

食育

エネル
ギーの大
切さの再
認識

地元の方を
巻きこむ

丹生域（丹生行き）
地域に入る

A班

（地域の皆さんと協力）

登場人物：家族連れ（２組）

お父さん
お父さん
お母さん
お母さん
息子（３年生）息子（３年生）
お嬢さん（１年生）（息子が同級生、お母さん友達）

コンセプト：
エネルギーを学び自然を楽しむ場所
丹生を含む
食事場所へ

きいぱす
コイン
町内公共施設で使える（電池推進船，レンタ
サイクル）

資料 3

お母さん

⇒

サーファーのお兄さん

水晶浜でサーフィン
波がなくなったので↓きいぱすへ↓
温水シャワー ⇒ 太陽光発電で沸かした湯↓スケートボードパークでアフタースケートボード

カフェ（夕陽を見る）

きいぱすクイズラリー
お父さん
子ども（3人） きいぱすコインを集めてイン
クラインで山の上（展望台）
第2案
つりぼり
↓
さばき体験
↓
食べる!!

お父さんはクイズに失敗してサイクルモノレールで山を登る（自力）（サーフィン）＜たそがれゾーン＞
マッサージチェアー（コインで動く）

C班

WS4 きいぱすの在り方のイメージを他者に伝えるためのストーリー作成

B班

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-6

286

コンセプト・ストーリー（の構成要素）資源を生かす電気

リラックスする

考える

感動する

挑戦する

楽しむ

味わう

癒す

つなげる

触れ合う

変わる

100年後の地球を創造する～過去現在未来をつなげる
次世代に伝える最先端のエネルギーの学び

生活・歴史・世代・食・施設
自然（丹生、山、体育館）
将来のエネルギー

体験するところNew(丹生）体験

施策・取り組みのアイデア
最先端エネルギーの見える化・実装
燃料電池

水素ステーション

ZEB/丹生モデル

貯める・畜エネルギー
乗り物で丹生を周遊

発信

丹生周遊の休憩所（シャワーなど）
裏山の開発
体育館、保育園
オリジナル丼丹生の住民との交流
展望台+インスタ
スクリーンの設置

きいぱす伝次郎先生

E Sports

映画・動画の作成

エネルギー教育ブートキャンプ
団体受け入れを可能にする

資料 4

ドローン

企業の研修

WS5 委員のアイディアに共通してみられるストーリーやイメージの構成要素から抽出したコンセプト＊ 6

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-7

287

エネルギー・環境問題の視点を取り入れた
授業実践事例について（2019 年度エネルギー環境教育関西ワークショップ報告）
Lessons incorporating energy and environmental issues（Report at the FY2019 Kansai Workshop for Energy and Environmental Education）
近田昇（Noboru Konda）＊1

要約2019 年度エネルギー環境教育関西ワークショップでは，会員に対してエネルギー・環境問題の視点を取り入れた授業実践事例について報告を依頼した．報告総数は 16 件あり，内訳は小学校 11 件，中学校３件および高等学校２件であった．その中で，他校でも取り組めると思われる事例３件と，教員の工夫によりエネルギー・環境問題にあまり関係しないと思われる教科（生活科，道徳，技術・家庭科）で実践された事例３件について，その概要を紹介する．
キーワードエネルギー環境教育，学校，授業実践，実践事例

Abstract
At the FY2019 Kansai Workshop for Energy and Environmental Education,members were asked to report on lessons that incorporated the prospective of energy andenvironmental issues. Sixteen reports were submitted in total: 11 for elementary schools, 3 formiddle schools, and 2 for high schools. This report outlines three examples which other schools
may also be able to adopt, and three examples where teachers devised ingenious ways toincorporate energy and environment issues into subjects that may not appear so relevant, suchas life environment studies, moral education, and home economics.
Keywords

Energy and Environmental Education, School, Cases of lessons, Cases of practice

1. は
 じめに

現場におけるエネルギー環境教育の実践というわけではなく，他にも活動の事例は多くあると考えられエネルギー環境教育関西ワークショップ（以下，るが，そのような対外発表していない事例につい「関西 WS」という．
）は，2000 年に京都教育大学助て，関西 WS の事務局としてこれまで把握していな

教授（当時）山下宏文先生が中心となり，京都で活かった．

動を開始した．以来，2008 年に活動の拠点を大阪

そこで，関西 WS の会員に対して，あらためてに移し，主に近畿二府四県および福井県の教員によ

対外的に発表するまでには至らない簡単な取組み，るエネルギー環境教育の実践と普及拡大の活動を継ちょっとした工夫をして授業を行ったという事例等

続している．

について報告をお願いすることとした．

2. 授
 業実践事例の報告の目的

その理由として，対外発表ができるようなしっか
りとした実践事例は素晴らしくもあるが，他校の教員が同じように取り組もうと考えたときには，その関西 WS では，会員によるエネルギー環境教育のハードルが高く感じられるのではないか，もっと気実践事例の報告および意見交換が行われるととも

軽にエネルギー・環境問題の視点を取り入れた授業に，関係する学会等での事例発表活動も活発に行っに取り組めるのではないか，そして長年にわたり実ている．ただ，学会等で発表された事例だけが学校践を行ってきている関西 WS の会員だからこそ，そ＊1

元（株）原子力安全システム研究所

社会システム研究所

現（株）かんでんエンジニアリング

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-7

288のような実践事例があるのではないか，と考えたか

覧表を参照）

らである．また，これまでの取り組みの中で既に定

教科別では，小学校は，理科５件，総合的な学習

着しているエネルギー環境教育の実践事例も出てくの時間２件，家庭科，音楽，道徳及び生活科が各１るのではないかという期待もあった．

件，中学校は，社会科，総合的な学習の時間及び技術・家庭科（家庭分野）が各１件，高等学校は，総3. 授
 業実践事例の報告

合的な学習の時間と工業高等学校の電気分野の各１件であった．

2019 年 10 月に，全ての関西 WS 会員あてに，前エネルギー・環境問題の視点を取り入れた授業と項の報告の目的とともに各人の実践事例の報告をおいうことで，やはり理科，社会科および総合的な学願いした．

習の時間で取り組んだ事例が多く報告されている．

初めての取組みでもあり，新規の事例でなくてもまた，
省エネという観点から技術・家庭（家庭分野），

良い，既にエネルギー・環境問題の視点を取り入れ

家庭科での取組み事例も報告された．さらにはエネて継続的に授業を行っている事例でも良い，という

ルギー教育モデル校経験校から，モデル校３年間のことで依頼を行った．

活動を踏まえて，卒業記念として児童と一緒にオリ

学校現場が多忙な中，2020 年３月末までに 16 件の事例が報告された．内訳は，小学校 11 件，中学校３件，高等学校２件である．
（詳細は後記報告一〈報告一覧表〉あった．

4. 授
 業実践事例の紹介
今回報告を受けた事例の中から，いくつかの授業

【小学校】
学年・教科

単元等

小学校１年・生活科

かぜでうごくおもちゃ（事例④）小学校４年・理科

電気のはたらき小学校４年・理科

電気のはたらき（事例①）

小学校４年・理科

物のあたたまり方

小学校４年・道徳

生命の尊さ・自然愛護（事例⑤）小学校４年・
総合的な学習の時間

食品ロス削減〜 SDGs にとりくもう〜

小学校６年・理科

発電と電気の利用（事例②）

小学校６年・理科

電気の性質とその利用

小学校６年・
総合的な学習の時間

放射線と防災小学校６年・音楽

心を込めて表現しよう

小学校・家庭科

買い物の工夫

【中学校】
学年・教科

単元等

中学校３年・社会科

現代の日本と社会（事例③）

中学校・総合的な学習の時間

エネルギー学習中学校２年・
消費生活と環境（事例⑥）
技術・家庭（家庭分野）

実践事例を紹介したい．
それぞれの授業実践報告は，本文末尾に添付しているので参照していただきたい．なお，報告の中では学校名と教員名は省略している．
（1）他 校でも取り組むことができると思われる事 例
各教科における授業実践で，実験器具や授業プランに工夫が見られ，他の学校においても広く取り組むことが可能と思われる事例である．
〈事例①〉 小学校４年生 理科「電気のはたらき」
この実践の特徴は，電気のはたらきを学ぶ実験の際に，電気回路を作成するところで時間が取られることについて，専用用紙と回路マーカーを使い，簡
単に電気回路を作ることができるようにして，本来の学習の時間を確保しているところである．
また，簡単に回路を作ることができることから，従来の導線等を使った場合には作ることが難しい回
路も児童自らの工夫で作成でき，いろいろな回路の特徴をより深く理解できる授業になっている．
ただ，筆者としては，回路マーカーと専用用紙と【高等学校】
学年・教科

ジナルの歌を作ったという音楽の授業事例の報告も単元等

通信制高校・
総合的な学習の時間

探求学習（ヘドロ電池）

工業高校・電力技術

電力の受給と供給いうツールは小学校の実験器具としては，若干高価と思われるので，個々の児童が持つのかグループで持つのか等，使い方を十分に検討する必要があると考える．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-7〈事例②〉 小学校６年生 理科「発電と電気の利用」

289

〈まとめ〉
これら３件の実践事例は，各単元において多くのこの授業では，電力会社の出前授業を取り入れた

追加の授業時間をとるのではなく，授業で使う機材

チームティーチング（TT）を行っている．電気エや進め方に工夫をしている．特に回路マーカーをネルギーが，運動エネルギー，化学エネルギー，熱使った事例については，児童が自分でいろいろな回

エネルギーなどの他のエネルギーに可逆的に変換す路図を作ることができ，興味を持って授業内容を学ることが可能であること，その変換の際にはエネル

ぶことができており，導線をつなぐ手間のところでギーのロスが生じること，そのロスは変換するエネ

時間を取られることもなく，効率的に授業を進める

ルギーによって異なることを学ぶことができる．そことができている．

して，その観点から一番効率的に省エネをするには，また，出前授業や TT の実施の可否については，どのエネルギーの利用を節約すればよいのか，とい

地域毎に電力会社の窓口があるので相談に乗ってもう点にまで考えが至ることを可能としている．

らうことができる．今まで以上に活用されることを電気エネルギーから他のエネルギーに変換するプ

期待したい．

ロセスや変換後のエネルギーの測定方法について（2）新しい見方や切り口による実践事例

は，見直す余地はあると思われるが，手作り感のある実験で児童が興味を持てる授業だと考える．

エネルギー・環境問題に直接関係する理科や社会

また，単にエネルギーの性質を学ぶだけでなく，科の授業で扱うことも可能な内容であるが，実施し電気エネルギーの使いやすさや電気がいつも使える

た教科とその切り口や題材の扱い方に，実践した教状況にあることのありがたさに気付くことができる

員独自の工夫が見られる事例である．

授業内容になっていることも，意義深いと考える．
〈事例④〉 小 学校１年生〈事例③〉 中 学校３年生
社会科（歴史）「現代の日本と世界」

この授業は，資源エネルギー庁作成の副教材「わ＊2

生活科「かぜでうごくおもちゃ」
小学校１年，２年では，理科・社会科の代わりに生活科がある．生活科の目標として，「具体的な活たしたちのくらしとエネルギー 」を活用した授業

動や体験を通して，身近な生活に関わる見方・考え実践である．

方を生かし，自立し生活を豊かにしていくための資

ここでは，エネルギーに視点を当てた歴史の授業

質・能力を・・・」（1）と定められている．そして，を行っている．エネルギー消費や供給状況が日本のその教育内容の一つに「身近な自然を利用したり，経済発展に大きな関係があるという歴史的な事実に身近にあるものを使ったりするなどして遊ぶ活動を気付くとともに，エネルギー自給率の低下の原因を通して，遊びや遊びに使うものを工夫してつくるこ

考えることでエネルギー安定供給が今後の日本の課とができ，・・・」（2）とされている．

題であることを学ぶことができる．

この事例は，風を受けて回るおもちゃ（かざぐるエネルギーの視点から歴史を学ぶことは，その歴ま）を作って遊びながら，
そこにこの「かざぐるま」

史を多面的に学ぶこととなり，より深い理解につなで何ができるのだろうか，という切り口で児童に考がることが期待できる．

えることを求めている．
「エネルギー」という用語

また，通常の単元計画にプラス１時間分の授業とを学習していない１年生にとってエネルギーにつして実践しているところも，授業時間の確保の面かいて考えることを難しいとは考えず，「かざぐるま」ら他の学校でも比較的取り入れやすいのではないかの作成を単なる生活科の活動，遊びで終わらせていと思われる．

ないところに柔軟な考え方が見られると思う．

＊2

2019 年度に改訂し，最新のデータを反映した授業で使いやすい副教材である．全国の学校からも引き合いは多い．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-7

290〈事例⑤〉 小 学校４年生

〈まとめ〉

道徳「命の尊さ，自然愛護」

こちらの３件の事例は，実践している教員の個性教科としての道徳の教育内容として四つの視点をが出ているともいえるが，エネルギー・環境問題とあげているが，そのうちの一つに「主として生命はあまり関連がない教科，
単元においてエネルギー・（3）

環境問題に触れている点で意義深い事例であるととがあり，その中に「命の尊さ」「自然愛護」 といもに，柔軟な考え方や見方をすることで，一見無関う項目がある．

係な教科や単元でエネルギー・環境問題を扱うことや自然，崇高なものとのかかわりに関すること」（4）

この事例は，その道徳の授業で，校門前の電柱にができることを示した良い事例である．また，その作られたカラスの巣を題材に「命の尊さ」「自然愛護」

ような授業を行うことで，教員と児童・生徒の双方とエネルギー問題（停電の可能性）を考えさせた授に新しい気付きが期待できる．

業である．
カラスの命と人間の日常生活を比較して，自分はどのように考えるか，他の人はどのように考えているのかを討論した．事前にカラスの巣の撤去

5. 今 後の取組みをする際の判断基準を電力会社に確認し，児童の討

初めて今回のような事例報告を会員に依頼した論の後に電力会社が「命」と「安定供給」をどのよが，報告された実践事例を見ると，会員の取組み

うに守っているのかを説明することで，電力会社のはバラエティに富み，今回紹介したような興味深

取組みについても学ぶことができている．学校の近い事例も見られた．関西 WS では，引き続きエネル

くにたまたま作られたカラスの巣を使って，タイム

ギー・環境問題の視点を取り入れた授業実践事例のリーに実践した独創的な授業事例だと言える．

報告を求め，実践事例の蓄積を図り，授業の良好事例ということで国のエネルギー教育推進事業と連携
〈事例⑥〉 中 学校２年生

技術・家庭科（家庭分野）「消費生活・環境」

し，インターネット上で広く公表することを目指し
たい．

技術・家庭科 家庭分野の「消費生活・環境」のまた，2020 年度は新型コロナウイルスの影響に項目において，「消費者の権利と責任」について学より，４月からの新学期開始が大きく遅れており，

ぶが，ここには「消費者の基本的な権利と責任，自学校行事や夏休みの日程等にも影響が出る見込みで分や家族の消費生活が環境や社会に及ぼす影響につある．それを少しでもカバーするためにオンライン（5）

いて理解すること」という指導事項がある．こ授業も導入されつつある（2020 年５月時点）．

の授業では，原子力発電環境整備機構（NUMO）

したがって，従来の授業実践事例の報告だけでなの出前授業を活用して，地球から出されるゴミの中

く，オンライン授業についても実践事例の報告を依に電気を作る際に出るゴミがあること，特に原子力頼したいと考えている．オンライン教育だからこそ発電所から出たゴミ（使用済燃料，高レベル放射性できるエネルギー・環境問題の視点を取り入れた授

廃棄物）について学んでいる．

業があり得ると思われ，その実践事例が，新たなエ

我々の生活からは，様々なゴミが発生していることを確認し，それぞれのゴミに適した処分を行ってネルギー環境教育の普及に資する可能性があると考えるからである．

いること，生活に不可欠な電気を作る際にも，電源によってゴミ（廃棄物）が出てくること，それら各電源の特徴についてオリジナル教材を用いて理解を図り，その中のゴミの一つである高レベル放射性廃棄物の処理方法についての学習を行っている．この授業は，NUMO の出前授業を活用しているだけでなく，実践した教員のオリジナル学習教材（「エネ
ルギー７並べ」＊ 3 が面白いと思われる事例である．
＊3

 電方法毎に「A,2,3 〜 9,10,J,Q,K」という 13 枚のカードを用意し，発「7」のカードに各発電方法の特徴等を記載する．「7」より数字が小さいカードはデメリットが，大きなカードにはメリットが記載してある．使い方は通常のトランプの「７並べ」と同様だが，カードを出す際にはそのカードに記載のメリット，デメリットを声に出して読み上げることで，生徒の理解を深める工夫をしている．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 R-7

引 用文献（1） 文部科学省，小学校学習指導要領（平成 29 年
告示）解説 生活編，文部科学省，p8，2018 年．
（2） 文部科学省，小学校学習指導要領（平成 29 年
告示）解説 生活編，文部科学省，p41，2018 年．
（3） 文部科学省，小学校学習指導要領（平成 29 年
告示）解説 特別の教科 道徳編，文部科学省，
p23，2018 年．
（4） 文部科学省，小学校学習指導要領（平成 29 年
告示）解説 特別の教科 道徳編，文部科学省，
pp64-67，2018 年．
（5） 文部科学省，中学校学習指導要領（平成 29年告示）解説 技術・家庭編，文部科学省，
pp113-115，2018 年．

291

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-1

292

海外における商業用原子力発電所の廃止措置の現状
Current status of decommissioning of commercial nuclear power plants overseas
新崎雅志（Masashi Shinzaki）＊1

要約
海外における商業用原子力発電所の廃止措置の状況をみると , すでに廃止措置を完了した発電所 , 永久停止以降速やかに廃止措置を進めている発電所 , 英国の炭酸ガス冷却炉のように放射能の減衰を待って解体するため，長期間安全貯蔵する発電所などがある．

ここでは，短期間の廃止措置工程を立て，速やかに廃止措置を進めているスウェーデンのバーセ
ベック発電所，ドイツのグライフスバルト発電所，スペインのホセカブレラ発電所および米国のザイオン発電所の４つの原子力発電所の廃止措置の現状について紹介する．

いずれの発電所においても，使用済燃料や放射性廃棄物について，サイト外の貯蔵施設又は処分施設への搬出先が確保されているか，あるいは，サイト内に解体対象施設とは別に一時保管施設が確保されていて，廃止措置を行うための環境が整っており，更に，様々な対策を講じることによって，限られた予算の中で，効率的かつ安全に廃止措置を進めている．
キーワード

商業用原子力発電所，廃止措置，使用済燃料，放射性廃棄物，解体，除染

Abstract
Looking at the situation of decommissioning of commercial nuclear power plants
overseas, we have identified three main groups: power plants that have already completed
decommissioning, power plants that are proceeding with decommissioning promptly after theirpermanent shutdown, and power plants that are in a safe state for some period of time waiting
for the decay of radioactivity before dismantling is to be started. Examples of plants in the thirdgroup are some gas-cooled reactors in the UK.
Here, from the second group, we look at four nuclear power plants that have set up a
decommissioning process for a short period of time and are proceeding with decommissioning
swiftly. They are the Barseback Nuclear Power Plant in Sweden, the Greifswald Nuclear Power
Plant in Germany, the Jose Cabrera Nuclear Power Plant in Spain and the Zion Nuclear Power
Plant in the US. The current status of their decommissioning is introduced.At all of the power plants, the decommissioning plans have had to consider whether spent fuelor radioactive waste is delivered to a storage facility outside the site or a disposal facility, or atemporary storage facility is secured inside the site in addition to the facility to be dismantled.
The preparations are being made in place for decommissioning, and by taking various measures,
efficient and safe decommissioning will be carried out within a limited budget.
Keywords

commercial nuclear power plant, decommissioning, spent fuel, radioactive waste, dismantling, decontamination

1. は
 じめに

なされた（2）．
➢解 体引当金制度及び廃炉会計制度等を適切に活我が国における商業用原子力発電施設（以下，原子力発電所）の廃止措置のあり方について，総合エ

用し，原子力関係事業者は，原子力発電所の廃止措置を適切に進めること

ネルギー調査会原子力部会にて，運転を終了した原➢ 廃 止措置を行うに当たっては，原子力関係事業

子力発電所は，最終的には解体撤去することを基本

者は，既存技術を適切に利用しつつ，廃止対象（1）

的な方針とすることが示された．

施設の設計・建設・運転・保守点検に基づく施

また，原子力委員会にて，我が国における原子力設に特有の知見と経験や，国内外の他の施設の発電所の廃止措置への対応について，以下の決定が廃止措置で蓄積された経験を活用していくこと＊ 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 . 27 2020 C-1

293➢ 廃 止措置は長期にわたることから，技術及びお よ び 1977 年 に 商 業 運 転 を 開 始 し た 電 気 出 力

ノウハウの円滑な継承や人材の育成も同時に進615MW の ASEA-Atom 製 BWR の ツ イ ン ユ ニ ッ トめることである（3）．スウェーデン南部 Skane 郡の Kävlinge➢ 廃 止措置の解体や除染等の作業は放射性廃棄物

Municipality の Barsebäck 地区に位置する．

を発生させることから，廃止措置はこれらの放現 在， バ ー セ ベ ッ ク 発 電 所 を 所 有 し て い る

射性廃棄物の処理・処分と一体的に検討し，取Uniper 社は，2016 年に E.ON 社から分離してできたり組むこと（主として再生可能エネルギー以外の）発電を主な事業とするエネルギー企業で，ドイツに本社がある．

ところで，福島第一原子力発電所の事故以前，原バーセベック発電所を運転し，現在は廃止措置

子力発電所の運転期間を定める法律はなかったが，の計画および実施に当たっている BarsebäckKraft

その後，法改正され，原子力発電所を運転できる期AB（ 以 下，BKAB 社 ） は，Uniper 社 の 関 係 会 社

間が運転開始から 40 年となり，その満了に際し認可

で あ る Sydkraft Nuclear Power AB（ 以 下 ,SNPを受けた場合は，１回に限り最大 20 年延長できる社 ） の 100% 子 会 社 で あ る．BKAB 社 は， 運 転 時

しくみができた．

に引き続き，廃止措置時のバーセベック発電所

その後，40 年の運転期間を迎えるに当たって，での原子力関連活動の実施に係る許可を保有して運転期間延長に係る申請を断念した原子力発電所

い る．BKAB 社 の 運 営 費 は， 放 射 性 廃 棄 物 基 金が，順次，運転を終了し，廃止措置に移行している．

（Kärnavfallsfonden）と，親会社である SNP 社からこれまで，廃止措置に移行したいずれの原子力発の直接資金によって賄われている．

電所（福島第一原子力発電所を除く）の廃止措置計

バーセベック発電所の運転については，首都コ

画認可申請書にも，30 〜 40 年程度の廃止措置工程

ペンハーゲンから 20km しか離れていない隣国デンが示されている．

マークからの強い反対があることから，政治的な決一方，先行する海外における商業用原子力発電所の廃止措置の状況をみると，すでに廃止措置を完了

定が行われ，1，２号機はそれぞれ 1999 年，2005 年に永久停止した．

した発電所，永久停止以降速やかに廃止措置を進め

また，現在，Uniper 社が所有しているオスカーている発電所，英国の炭酸ガス冷却炉のように放射

シャム発電所は，主として経済的な理由から１，２能の減衰を待って解体するため，長期間安全貯蔵す

号機はそれぞれ 2016 年，2017 年に永久停止した．

（3）る発電所などがある．

Uniper 社は両発電所の所有者であること，また，

ここでは，短期間の廃止措置工程を立て，速やか両発電所は廃止措置に入った時期が近いことから，に廃止措置を進めている４つの原子力発電所の廃止

Uniper 社は両発電所の廃止措置を，より効率的か措置の現状について紹介する．

つ安全に実施するため，共同プロジェクトとして進めることとした．原子炉圧力容器の取外し・撤去や

2. 海
 外における廃止措置の現状

タービン・発電機の取外し・撤去などの様々な作業
パッケージを，オスカーシャム発電所とバーセベッ

バ ー セ ベ ッ ク 原 子 力 発 電 所（ ス ウ ェ ー デ ン ），グライフスバルト原子力発電所（ドイツ），ホセ

ク発電所で，シリーズにて実施する．
バーセベック発電所の廃止措置の方針は，以下のカブレラ原子力発電所（スペイン）およびザイオン

とおりとなっている．

原子力発電所（米国）の廃止措置の現状について，➢ 環 境にやさしく費用対効果の高い方式として即廃止措置を計画・実施している各社のウェブサイト

時解体撤去方式を選定する．

から得られた情報等を基に取りまとめた．

2.1 バ
 ーセベック原子力発電所
（4）（スウェーデン）➢ 解 体プロセスを効率的に進めるため，放射能濃バ ー セ ベ ッ ク（Barsebäck） 原 子 力 発 電 所 １，
２ 号 機（ 以 下， バ ー セ ベ ッ ク 発 電 所 ） は 1975 年

度が高い大型の機器から速やかに撤去する．
➢ 廃止措置をより効率的かつ安全に実施するため，
Uniper 社のドイツでの廃止措置経験を活用するとともに，バーセベック発電所とオスカーシャ
ム発電所の廃止措置を共同プロジェクトとして
進める．

294

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-1➢ 重 量的に全体の６％程度にあたる使用済燃料やに搬出し，溶融処理等を行い，フリーリリースして放射性の機器を先に撤去し，その後は一般の産

い る（8）． な お，STUDSVIK 社 は 2016 年 に EDF 社

業用施設の解体と同様にリサイクルを念頭に解に買収され，以降，社名は Cyclife 社に変わってい体撤去する．

（10）
．
る（9）

➢ 大 量に発生する非放射性のあるいはクリアラン
スレベル以下の金属は売却し，コンクリートは
埋め戻し材などに利用する．
➢ 廃 棄物の輸送回数をできる限り減らすように努

2.2 グ ライフスバルト原子力発電所
（11）
（ドイツ）



グライフスバルト（Greifswald）発電所１〜８号

める．

機（以下，グライフスバルト発電所）には８基のこの方針に沿って，以下のとおり，廃止措置の準

ロシア型 PWR の VVER-440（電気出力 440MW）が備が行われた．

あり，１，２号機，３，４号機，５，６号機，７，８➢ 2005 年〜：

号機のツインユニットで構成されている（3）．グラ

運転により蓄積された放射性物質のほとんどを占イフスバルト発電所は 1967 年に建設を開始し，１めている使用済燃料のサイト外の使用済燃料集中中

号機は 1974 年に営業運転を開始した．続いて，２間貯蔵施設（CLAB）への搬出，大規模系統除染，〜４号機が，順次，営業運転を開始した．その後，また，運転に伴い発生した放射性廃棄物（以下，運1989 年に５号機が試運転を開始したが，翌 1990 年

転中廃棄物）のサイト外の短寿命低中レベル放射性に政治的な理由で１〜５号機は運転を取りやめ，6

（5）
（6）

廃棄物処分場（SFR）への搬出を行った．

➢ 〜 2016 年：〜８号機は建設を中止した．
グライフスバルト発電所は，ドイツ北東部バルト

これと並行して，解体に伴い発生する放射性廃棄海に面するメクレンブルク・フォアポンメルン州

物（以下，解体廃棄物）の一時保管のオプションを（Mecklenburg-Vorpommern）のグライフスバルト

検討し，サイト内に低レベルおよび中レベル放射性（Greifswald）近くのルブミン（Lubmin）という町

廃棄物保管庫（以下，廃棄物一時保管庫）を設置しに位置しており，旧東ドイツで最大の原子力発電所

た．なお，SFR では，解体廃棄物の受入れのためである．

に拡張工事が行われているが，受け入れが開始され旧東ドイツに位置するグライフスバルト発

るまで，解体廃棄物は廃棄物一時保管庫で保管する電所の運転を行っていたのは国営電力会社の予定である．

Energiewerke Nord GmbH 社 で， 廃 止 措 置 が 決➢ 2016 〜 2019 年：

まった 1995 年以降は廃止措置の管理を担っている．

廃止措置の準備の一環として，炉内構造物の先行

2017 年に会社名が EWN 社に改名された．

解体を実施した．また，原子炉および解体に使用しこの EWN 社と，ユーリッヒサイトにある高温ガ

た使用済燃料プールからの排水処理を完了した．

ス炉（AVR），研究炉（FRJ-2）等の廃止措置を担当している JEN 社およびカールスルーエ研究セン

炉内構造物の解体が完了し，本格解体に向けた準ターにある小型ナトリウム冷却炉（KNK），多目

備が整ったことを受けて，2020 年から管理区域内

的研究炉（MZFR），研究炉（FR 2），再処理施設の機器等の解体撤去を開始し，2028 年の規制当局（WAK）等の廃止措置を担当している KTE 社の３からの規制解除を目指す．

社は，安全規制に準拠しつつ廃止措置タスクを効率

なお，スウェーデンでは，使用済燃料の搬出が的に行って費用対効果を高めるため，EWN グルー

完了するなどの施設の安全性やセキュリティの変

プに統合された．なお，EWN 社は 100％国営企業

化に応じて，安全解析書（SAR：Safety Analysis

で連邦財務省が唯一のパートナーであり，JEN 社おReport） 等 の 認 可 に よ り， 段 階 的 に 規 制 緩 和

よび KTE 社はいずれも EWN 社の 100％子会社であされる（7）．

る．

廃棄物処理・処分に関する補足情報として，解体

一方，ドイツの低レベル放射性廃棄物処分の状況

撤去した放射性の機器等のうちリサイクル可能なもとして，旧東ドイツに位置するモルスレーベン処分のは，同国内にある STUDSVIK 社の金属溶融施設

場は政治的な理由で 1998 年に受け入れを永久停止

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-1

した（12）．コンラッド処分場は 2027 年操業開始予定
（6）

である

．また，高レベル放射性廃棄物処分施設について，2013 年７月に新たなサイト選定手続きを定める「発熱性放射性廃棄物の最終処分場のサイト選定に関する法律」（サイト選定法）が成立し，

295

納，ISN への搬出➢ 2006 〜 2009 年：１〜４号機の原子炉容器の ISNでの一体での保管➢ 〜 2013 年：蒸気発生器等の大型機器の ISN での一体での保管

2031 年ごろまでに建設するサイトを決定する予定である（5）．そのため，使用済燃料，運転中廃棄物

これらの作業と並行して，タービン建屋は，建屋および解体廃棄物は当面の間，サイト内で一時保管

内の機器・コンクリート構造物を撤去し，その後，しなければならない．それを踏まえ，グライフスバ

大型クレーンアームの製造などの他産業の工場に転ルト発電所の廃止措置の方針は，以下のとおりと用したなっている．

（13）．

機器建屋は，建屋内のコンクリート構造物等を撤➢ 核 燃料の処分を最優先とする．新燃料および去した後，集中処理建屋に転用した．ここでは，解５号機の一部照射燃料は売却し，使用済燃料は体対象建屋から運んできた機器の除染・細断・測定・

サイト内に貯蔵施設を設けて搬出する．

梱包・容器収納等の処理を集中的に行っている．な➢ 管 理区域で汚染した機器は，建設を中止した６〜８号機の機器（非汚染）の解体試験等によっ

お，ISN 内にも同様の処理エリアがあり，平行して処理を行っている．

て解体への適用が証明されている手法を用いて，引き続き，補助建屋のコーティングやコンクリー

原則として，汚染レベルの低いエリアから汚染

ト表面の削り取りなどの除染工事を進め，基準値レベルの高いエリアの順に解体撤去する．

以下であることを確認する予定となっている（〜➢ 除 染等によりクリアランスレベル以下となる機（13）．
2036 年）

器は，廃止措置対象施設から撤去して，除染等

なお，使用済燃料については，現在，乾式貯蔵キャの処理，測定を行い，規制当局の承認後にフリー

スクに収納して ISN に保管している．2011 年以降リリースする．

の乾式貯蔵キャスクの保管に関するセキュリティ➢ 原 子炉容器等の主要機器は，運転中にかなり放要件の見直しに合わせて ISN に追加対策を施してき射化または汚染しているため，遠隔解体して遮たが，最終的に，使用済燃料貯蔵施設（ESTRAL）

へい容器に収納しサイト外へ搬出するまでの間，を設置する予定である．

保管施設に保管するか，または，分割せず一体

また，ISN に一体で保管している原子炉容器等ののままで撤去し，開口部のみ閉止した状態で保主要機器は，将来，細断する予定であり，そのため管施設に保管（以下，一体での保管）し，減衰に，大型機器解体建屋（Fragmentation Hall）を設を待って解体する．

置する予定である（13）．

これまでの主な経緯は以下のとおりである．

2.3 ホ セカブレラ原子力発電所
（14）（スペイン）➢ 1995 年：廃止措置計画の認可，廃止措置の開始➢ 1996 〜 1999 年：サイト内に使用済燃料および放射性廃棄物の中間貯蔵施設（ISN：the Interim
Storage Facility North）を建設



ホセカブレラ（Jose Cabrera）原子力発電所（以下，
ホセカブレラ発電所）は 1969 年に営業運転を開始➢ 1999 〜 2006 年：使用済燃料の ISN への搬出

した電気出力 160MW の WH 社製１ループ型 PWR➢ 1999 〜 2003 年：7，8 号機の主要機器（非汚染）のシングルユニットで，2006 年に運転を終了した（3）．

を用いた解体試験➢ 1999 年：８号機の原子炉容器（非汚染）を用いた ISN への搬出試験➢ 2003 年：５号機の原子炉容器の ISN での一体での保管

ホセカブレラ発電所はスペインの首都マドリードの東 90km のグアダラハラ県アルモナシッド・デ・
ゾリタにある発電所で，その地名からゾリタ発電所としても知られる．スペインで最初に運転を始めた
原子力発電所である．

➢ 2004 〜 2007 年：1，2 号機の炉内構造物の遠隔解

Union Fenosa Generation, S.A. 社 が 運 転 管 理 し体（高放射化部は水中切断），遮へい容器への収て い た が， そ の 後 Gas Natural Fenosa 社 に 買 収296

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-1

された．
放射性廃棄物管理公社（Enresa：Empresa Nacio-
nal de Residuos Radiactivos, S.A）は，スペイン全土で発生した放射性廃棄物の管理
（収集，
処理，
調整，
保管および廃棄）という重要な公共サービスを行
うことを目的として 1984 年王室令（Royal Decree

いる．
その後の廃止措置工程は，以下のとおり．
➢ 2010 年：タービン建屋内の機器撤去，タービン建屋の改造➢ 2011 年〜 2018 年：管理区域内の主要機器以外の機器の解体

1522/1984）によって設立された政府所有の非営➢ 2012 〜 2013 年：炉内構造物解体，高放射化の解利機関である．その更新版に当たる 2014 年王室令

体片の乾式貯蔵キャスクへの収納，ISFSI への（Royal Decree 103/2014）（放射性廃棄物の管理）において，Enresa は放射性廃棄物の最終処分と原子力施設の廃止措置を遂行する責務を負うと規定されている．
現 在，Enresa は， バ ン デ リ ョ ス 発 電 所 １ 号 機

搬出➢ 2013 〜 2015 年：原子炉容器，蒸気発生器などの主要な大型機器の解体➢ 2016 年：生体遮へい壁（鉄筋コンクリート）の解体（500MW, GCR） で，1998 〜 2003 年 に 原 子 炉 建 屋➢ 2016 年〜：建屋の除染，土壌浄化（実施中）（原子炉）以外の廃止措置を行うとともに，エネル➢ 2018 年〜：建屋の解体（実施中）

ギー環境技術研究センター（CIEMAT）の施設改➢ 2020 年：最終の放射能特性評価（予定）

善計画（PIMIC）に基づき，2006 〜 2015 年に研究
炉（JEN-1）等の除染などを行った．また，エルカ
ブリル処分場の運営も担っている．なお，Enresaの運転資金は，電気料金への課税を基にした活動資金の調達のための基金で賄われている．
ス ペ イ ン の 放 射 性 廃 棄 物 管 理 計 画（GRWP：

建屋の除染・解体，土壌浄化が終わり次第，最終の放射能特性評価を行う予定となっている．
（15）
2.4 ザ
 イオン原子力発電所（米国）

General Radioactive Waste Plan）には，放射性廃ザイオン（Zion）原子力発電所１，２号機（以下，棄物管理，施設の廃止措置に関する経済的およびザイオン発電所）は 1973 年および 1974 年に営業財務的分析結果と，この分析結果に基づく主要な運 転 を 開 始 し た 電 気 出 力 108.5MW の WE 製 PWR

マイルストーン並びに今後数年で実施すべき戦略のツインユニットである（3）．イリノイ州レイク郡

活動が明記される．最新版の GRWP（第６版）は，ザイオン市にあるミシガン湖の海岸線に位置する．

産業貿易省の要請により Enresa が作成し，2006 年

ザ イ オ ン 発 電 所 の 所 有 者 で あ る Exelon 社 は，の閣僚理事会にて承認され，公開文書として発行さ財政的な状況からザイオン発電所の継続的な運営れた．なお，廃止措置の戦略として，早期解体，廃は不可能と判断し，営業運転開始から約 20 年後の棄物のクリアランス，資金の確保および廃棄物管理

1998 年１月，ザイオン発電所を永久停止した．

が挙げられている．

ザイオン発電所の廃止措置は商業プロジェクトで2006 年の運転終了以降，Enresa は , GRWP（第あり，政府が資金提供するプロジェクトや公共事業

６版）を踏まえ，廃止措置計画の認可申請準備を行ではないため，Exelon 社は拠出金で廃止措置を完い，廃止措置への移行作業後に 10 年程度をかけて了させる必要がある．そのため，2010 年９月１日，解体撤去する廃止措置計画を立案した．また，廃止

ZionSolutions 社 は Exelon 社 か ら ザ イ オ ン 発 電 所措置への移行作業として，サイト内への独立使用済（使用済燃料，特高開閉所および土地を除く）を買

燃料貯蔵施設（ISFSI）の設置，使用済燃料の搬出・収し，ザイオン発電所の廃止措置を完了するリスク

貯蔵，運転中廃棄物の搬出などの準備作業を行った．

と責任を負った．

Enresa は，2009 年に廃止措置計画の認可並びにZionSolutions 社は EnergySolutions 社の子会社で2010 年に Gas Natural Fenosa 社からの所有権移転あり，ZionSolutions 社の技術者の多くは，ビッグの許可を受けて，タービン建屋の放射性廃棄物の処

ロックポイント発電所，ヤンキーロー発電所，コネ

理・一時保管施設への改造等の準備作業と並行して，

チカットヤンキー発電所，メインヤンキー発電所，主要機器の解体に着手した．ただし，Gas Natural

ランチョセコ発電所などの廃止措置に積極的に関与

Fenosa 社は引き続き発電所の所有者として残ってするとともに，エネルギー省（DOE）および国防

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-1

297

総省（DOD）の原子力関連施設での幅広い経験をを適用して，原子炉容器を約１ヶ月で分割し，有している．

分割期間を大幅に短縮した．

当 初 計 画 で は 2015 年 か ら 2032 年 ま で の 18 年 の➢ 2012 〜 2016 年：蒸気発生器，加圧器，１次系配管，廃止措置工程が想定されていた . これに対して，１次系ポンプ／モータなどの放射性の大型機器

ZionSolutions 社はこれまでの廃止措置経験を生かは，分割せず一体のままで撤去し，開口部のみして廃止措置の完了を 12 年も前倒しする 2010 年か閉止した状態で，クラス A 廃棄物として鉄道貨

ら 2020 年までの 10 年の廃止措置工程を提示し，廃物輸送によりクライブ処分場へ搬出．

止措置に必要なライセンスを取得して，ザイオン発
現在，タービン建屋の解体がほぼ終了し，格納容電所の廃止措置を開始した .
ザイオン発電所の廃止措置方針は，期間短縮およ

器の解体を進めている．

び放射性廃棄物の減容による廃止措置費用の低減で2020 年までに，サイトのクリーンアップを終え，ある．EnrgySolutions 社が有する，80 基以上の大サイトの無制限開放に関する規制当局の線量基準

型機器輸送実績などの放射性廃棄物の輸送に係る（REGULATORY GUIDE 1.86［1974］）を満足し専門知識を活用し，ZionSolutions 社は，放射性の（18）．確認結果が NRC にていることを確認する（17）大型機器は，極力，分割せず一体のままで撤去し，よって検証され，廃止措置が完了した後，サイトは開口部のみ閉止した状態で処分施設に搬出すること

Exelon 社に返還される予定である．

で廃止措置期間を短縮することとした．
なお，使用済燃料は，DOE が最終処分するまで，サイト内に貯蔵し続ける必要がある．
ZionSolutions 社は，廃止措置およびサイト復旧
をより早く完了させるため，以下のとおり，廃止措

2.5 廃 止措置を速やかに完了させるための各発電所における対策
表１のとおり，いずれの発電所においても，使用置を進めている．

済燃料や放射性廃棄物について，サイト外の保管施➢ 2012 年：サイト内への ISFSI の建設に着手，乾設又は処分施設への搬出先が確保されているか，あるいは，サイト内に解体対象施設とは別に一時保管

式貯蔵キャスクの搬入．
➢ 2013 〜 2015 年：使用済燃料を乾式貯蔵キャスク

施設が確保されている．また，クリアランス基準または無制限使用のための開放基準を本格運用していに収納して ISFSI へ搬出．
➢ 2012 〜 2015 年：クラス C を超える放射性廃棄物＊2て，廃止措置を行うための環境が整っている．

（GTCC） として処分する必要のある炉内構造

更に，いずれの発電所においても，下記のとお物は，2 号機，1 号機とシリーズで分割し，使用り，様々な対策を講じることによって，限られた予済燃料と同じ乾式貯蔵キャスクに収納して ISFSI

算の中で，効率的かつ安全に廃止措置を進めていへ搬出．また，クラス B ／ C 放射性廃棄物＊2

はテキサス州にある WCS 処分場へ搬出．

る．それ故に，10 年程度の短期間の廃止措置工程にもかかわらず（ただし，グライフスバルト発電所➢ 2014 〜 2015 年：原子炉容器は，鉄道車両の改造

のみ主要機器の解体撤去期間），ほぼ計画どおりにや荷重負荷分析などの追加作業を不要とし従来廃止措置を進めることができるのではないかと推察の放射性廃棄物の運搬と同様な手順で鉄道貨物される．

輸送できるよう，2 号機，1 号機とシリーズで 17➢ バーセベック発電所では，Uniper 社のドイツで＊2としてクライの廃止措置経験を活用するとともに，廃止措置

ブ処分場へ搬出．なお，2008 年に大型商業炉のをオスカーシャム発電所との共同プロジェクト

原子炉容器を米国で初めて解体した際，アブレッ

として進め，お互いの廃止措置経験を活かして，

シブウォータージェット技術を適用し，約７ヶ

効率的かつ安全に廃止措置を進めている．

分割し，クラス A 放射性廃棄物

月で分割した．これに対し，今回，酸素プロパ➢ グ ライフスバルト発電所では，ユーリッヒサイ

ンガストーチを使用する新しい解体装置と手順

トでの廃止措置経験およびカールスルーエ研究＊2

 国の低レベル放射性廃棄物は，放射能レベルが高い方から順に，GTCC，クラス C，クラス B，クラス A（日本の L1，L2，L3 に相当）に米（16）．
区分される（5）INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-1

298

表１

使用済燃料・放射性廃棄物の保管又は搬出状況

廃止措置対象施設
バーセベック発電所

グライフスバルト発電所

使用済燃料・放射性廃棄物の保管又は搬出状況
・使用済燃料は CLAB へ搬出済
・運転中廃棄物は SFR へ搬出済
・解体廃棄物は廃棄物一時保管庫へ搬出中
・廃棄物のクリアランス基準運用中
・使用済燃料は ISN へ搬出済
・運転中廃棄物は ISN へ搬出済
・解体廃棄物は ISN へ搬出中
・廃棄物のクリアランス基準運用中

ホセカブレラ発電所

・使用済燃料，炉内構造物の一部は ISFSI へ搬出済
・運転中廃棄物はエルカブリル処分場へ搬出済
・解体廃棄物はエルカブリル処分場へ搬出中
・廃棄物のクリアランス基準運用中

ザイオン発電所

・使用済燃料，炉内構造物の一部は ISFSI へ搬出済
・運転中廃棄物はクライブ処分場等へ搬出済
・解体廃棄物はクライブ処分場等へ搬出中
・廃棄物の無制限使用のための開放基準運用中

センターでの廃止措置経験を活用するとともに，る EnergySolutions 社がクライブ処分場を所有し建設を中止した６〜８号機の機器（非汚染）のていることから，放射性廃棄物の処分費用の上解体試験等によって解体への適用が証明されて振れリスクを大幅に低減できる強みがある．

いる手法の採用，ならびに，サイト内に設置した集中処理建屋や ISN での汚染機器の除染・細今後，国内の原子力発電所の廃止措置を効率的に断等の処理により，安全規制に準拠しつつ，費進めるには，速やかに使用済燃料や放射性廃棄物の用対効果を高め，廃止措置タスクを効率的に進貯蔵又は処分先を確保するとともに，クリアランス

めている .

基準を本格運用できるようにして，廃止措置を行う➢ ホ セカブレラ発電所では，バンデリョス発電所

ための環境を整える必要がある．また，国内外の廃１号機での廃止措置経験および CIEMAT での除止措置経験・技術を活用して，廃止措置工程をでき染等の経験を活用するとともに，タービン建屋

うる限り短縮する必要がある．

を改造し，放射性廃棄物の処理・一時保管施設とすることで放射性機器の解体・処理・搬出をスムーズに行い，効率的かつ安全に廃止措置を

3. ま
 とめ

進めている．また，Enresa は , CIEMAT，スペ

本稿では，短期間の廃止措置工程を立て，速やかインの大学や企業，さまざまな国の機関とパーに廃止措置を進めている４つの原子力発電所の廃止

トナーシップを組むなど，協力し合って技術力措置の現状について，廃止措置を計画・実施していの強化に努めている．

る各社のウェブサイトから得られた情報等を基に取➢ ザ イオン発電所では，原子炉容器の分割期間の大幅な短縮やその他の大型の放射性機器の一体りまとめた．
いずれの発電所においても ,のままでの撤去・搬出により，廃止措置期間を➢ 使 用済燃料や放射性廃棄物について，サイト外

大幅に短縮するとともに，作業被ばく量を当初の保管施設又は処分施設への搬出先が確保され計画の半分以下とした．ZionSolutions 社は，米ているか，あるいは，サイト内に解体対象施設

国内での多数の廃止措置経験を活用するとととは別に一時保管施設が確保されている．また，も に， 常 に， 安 全 性 と 有 効 性 を 高 め， 工 期 をクリアランス基準または無制限使用のための開短縮するための技術改善方法を模索しており，放基準を本格運用していて，廃止措置を行うた

解体作業をより安全かつ迅速に完了させるとめの環境が整っている．

ともに，環境に対する有益性および周辺公衆の➢ 更 に，限られた予算の中で効率的かつ安全に廃安全性の確保に努めている．更に，親会社であ止措置を進めるため，様々な対策を講じている．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-1

それ故に，10 年程度の短期間の廃止措置工程に

299

ENGINEERING REPORTS, Vol. 64, No. 1,

もかかわらず，ほぼ計画どおりに廃止措置を進める（2014）．

ことができるのではないかと推察される．

（9） （ 一 団 ）日 本 原 子 力 産 業 協 会，“ 仏 EDF が ス

今後，国内の原子力発電所の廃止措置を効率的にウェーデンのスタズビック社から低レベル廃進めるには，速やかに使用済燃料や放射性廃棄物の棄物処理部門を買収 ”，原子力産業新聞，海貯蔵又は処分先を確保するとともに，クリアランス

外ニュース，2016 年４月 21 日．

基準を本格運用できるようにして，廃止措置を行う（10） Cyclife 社，ウェブサイト，


ための環境を整える必要がある．また，国内外の廃https://www.cyclife-edf.com/en/cyclife-

止措置経験・技術を活用して，廃止措置工程をでき

Sverige（11） EWN 社，ウェブサイト，

うる限り短縮する必要がある．

https://www.ewn-gmbh.de/index.

参
 考文献

php?id=183&L=1（12）（財）
原子力研究バックエンド推進センター，“モ（1） 通商産業省資源エネルギー庁，“ 総合エネル

ルスレーベン処分場の操業停止・閉鎖の許認

ギー調査会原子力部会報告書について（商業可申請手続きの準備状況 ”，デコミニュース，

用原子力発電施設の廃止措置のあり方につい第 22 号，p12-14,（2003）．

て）”，昭和 60 年７月．

（13） EWN, “NUCLEAR DISMANTLING AND（2） 原子力委員会，“ 原子力利用に関する基本的考え方 ”，平成 29 年７月 20 日．

WENRA Workshop on Regulatory Aspects（3） 原子力デコミッショニング研究会，ウェブサ
イト，“ 世界の廃止措置データベース ”,

of Decommissioning,（5th Nov. 2019）.


http://decomiken.org/index.html（4） Uniper 社，ウェブサイト，


WASTE MANAGEMANT AT EWN”,

（14） Enresa 社 , ウェブサイト，
http://www.enresa.es/eng/index/activities-

and-projects/dismantling-and-environmental-

https://www.uniper.energy/barseback/en/

restoration/dismantling-of-the-jose-cabrera-decommissioning-and-dismantlement/our-nuclear-power-plantmission（15） ZionSolutions 社，ウェブサイト，
（5） 経済産業省資源エネルギー庁 ,（公財）原子力

http://www.zionsolutionscompany.com/

環境整備促進・資金管理センター，“ 諸外国（16） 電気事業連合会，“ 原子力発電所の廃止措置

における高レベル放射性廃棄物の処分についと低レベル放射性廃棄物について ”，平成 26て ”,（2019）．

年５月 20 日．

（6） 経済産業省資源エネルギー庁 ,（公財）原子力（17） U.S. AEC, “Termination of operating licenses

環境整備促進・資金管理センター，“ 諸外国

for nuclear reactors”, Regulatory Guide 1.86,における放射性廃棄物関連の施設・サイトに（Jun. 1974）．
（18） 総合資源エネルギー調査会

ついて ”,（2019）．
（7） H e n r i k E f r a i m s s o n , M a r t i n A m f t ,安部会

原子力安全・保

廃棄物安全小委員会，“ 原子力施設

Mathias Leisvik（Swedish Radiation

におけるクリアランス制度の整備について ”，

Safety Authority）“Lessons learned from

資料 9，平成 16 年 12 月 13 日改訂．

application of the Swedish regulations
for decommissioning of nuclear facilities The regulator´s perspective”, PREDEC,International Symposium on Preparation
for Decommissioning February 16-18, Lyon,
France,（2016）．
（8） 中 山 準 平， 加 藤修，“ 原 子 力 施 設 の 廃

止 措 置 と 金 属 再 利 用 ”，KOBE STEELINSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-2

300

使用済燃料ピットの水温および水位の簡易評価ツール- Pit Calculator - の改良（その２）Second Revision of Pit Calculator （ Simple Evaluation Tool for Water Temperature and Water Level of Spent Fuel Pit ）柳

千裕（Chihiro Yanagi）＊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．ここでは昨年に引き続き，更なる改良を施したのでそ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 fuelpit（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 during loss 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 the viewpointof usability improvement. From the opinions of the plant staff, we continued to make second
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

予測することを目的として，SFP の水温と水位を予測する検討を行い（1），その予測ツールとして “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（2）．

常，使用済燃料集合体からの崩壊熱を除去するため

Pit Calculator は，解析の対象が使用済み燃料ピッ

２系統の浄化冷却設備が備わっており，ピット水をトの水温および水位であり，発熱源である使用済み

一定水温に保っている．また，ピット水面の上方に燃料からの崩壊熱の計算モデルとピット水面から空は，水面からのエアロゾル粒子の拡散を抑制する

気への放熱である蒸発熱伝達の計算モデルから構成

目的で空気流を形成する換気空調系が設けられてされている．したがって，ピット水温を予測する際いる．

の主要な不確かさは，崩壊熱および水面から空気へ

SFP の浄化冷却設備の保守点検等に伴う停止にの放熱の予測誤差に起因する．

備え，実機ではピット水温が管理値に達するまでの放熱モデルの構築に際しては，CFD（数値流体

時間評価を行っているが，実測値とのかい離が大き力学）ソフトウェアを用いたピット水の３次元熱流

いと保守点検時間の確保に支障を生じる．

動解析を実施し，ピット水温がほぼ均一とみなせる

原子力安全システム研究所では，福島第一原子力

ことを確認し，ピット水を一領域で模擬した．また発電所の事故以前から，SFP の浄化冷却設備停止

断熱を仮定してピット水の温度上昇を計算するので

時におけるピット水の温度上昇を適切にかつ簡便にはなく，実験や解析結果に基づいて空気への放熱や＊ 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 . 27 2020 C-2

301

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する．このような放熱モデルとピット水を一領域で模擬することにより，高性能コンピュータを必要とせず，一般のパソコン上で温度上昇や水位変化を簡易計算出来ることなどが Pit
Calculator の特徴である．
福島第一原子力発電所の事故以降は，浄化冷却設
備とともに換気空調系も停止する全交流動力電源喪
失時におけるピット水の水位低下にもこの予測を拡張し，Pit Calculator に反映した．
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，使い勝手向上の観点から実際に発電所所員に試用してもらい，2016 年度から今日に至るあいだ，現場意見を逐次取り入れ改良を重ねてきた（3）．
これまでの改良の一例として，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していたものを，
崩壊熱計算精度の向上を図る観点から，ユーザが保持している保管燃料データ（ウラン濃縮度，燃料集

図１

初期画面

合体燃焼度，原子炉停止日時等）を読み込む方式に変更した．
本解説では昨年度からの新規改良内容を中心に述べる．

2.

P it Calculator の 2019 年度改良

2.1 計
 算パラメータ関連
図１に示す初期画面から「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２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（建屋容積，換
気空調系の送気流量など）といった数値を入力する

図２ 「使用済燃料ピット水温計算パラメータ管理」画面

表と，物性値（大気圧，比熱など）を入力する表，
計算間隔などを指定する表の３つから構成されている．

また，同時に複数の SFP が計算可能（マルチタ
スク方式）なようにプログラムを変更した．これまこの画面（図２）では，前回，水の比熱に関するでは，SFP 冷却ポンプ停止日時の違いによる感度解

倍数項目の追加を行った．これは，燃料集合体の体

析は，一度計算を行った後で再度計算する時間的に積分を水で置換した仮定で熱容量の計算を行うと，は直列の計算手法しかなかったものが，このマルチ熱容量［J/K］は燃料集合体＜水であるため，非保タスク機能の採用により，並列の計算も可能になり守的な計算を実施していることになる．この非保守利便性が向上している．

的な計算を回避するため，水の比熱に倍数（０以上１未満）を掛け合わせるパスを設けた．今回の改良
では，プラント毎に熱容量を推定し，水の比熱に対する倍数をプラント毎にデフォルトで設定した．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-2

302

2.2

S FP 貯蔵データ関連

画面中にある「崩壊熱の時間変化の追跡」は，崩壊熱の時間減衰を考慮することにより，計算精度向初期画面中の「使用済燃料貯蔵状況管理」
をクリッ

上を狙ったものであるが，SFP 保管燃料が 1000 体

クすると図３に示す画面が表示される．なお表示し超ともなると，計算に時間を費やし実用的ではないている内容は仮想の値である．この画面は，ピット場合が考えられる．そのため，評価時間が短時間でに保管されている使用済燃料の仕様を外部データかある場合や，計算結果を急ぐ場合のために追跡しなら読み込んだ結果を表示している．ピット内の保管

いことも選択出来るように改良を行っている．

体数に変更（燃料取出や搬出など）があれば，新たに外部データの読み込みが必要である．

崩壊熱の値そのものが，水温上昇・水位低下に最も影響することに鑑み，崩壊熱を手入力することも可能にし，多様な計算パスを設け，多様な現場ニー
ズに沿えるようにしている．
また，図４には，このツールで計算された崩壊熱値が表示されている．これは，燃料集合体の仕様毎に作成したデータテーブルを用いて，冷却期間と燃
料集合体燃焼度（MWd/t）から補間計算した結果を示している．
データテーブルは，ほぼ全てのタイプの燃料集合体（Gd 入り燃料や MOX 燃料，回収ウラン燃料等）
を網羅しており，現在，50 種類のデータテーブルを保持している．
データテーブルに無いウラン濃縮度の場合でも，

図３ 「使用済燃料貯蔵状況管理」画面

2.3 崩 壊熱データ関連
図４は初期画面から「使用済燃料ピット水温計算」
をクリックすると表示される画面である．SFP 冷

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．
このため，
どの PWR 事業者でも対応が可能である．

2.4 計
 算条件関連

却水ポンプの保守点検のための計画停止によりピッ

図５は「使用済燃料ピット水温計算」画面のうち

ト水温が管理目標値に達するまでの時間的余裕を計の後段部分で，図４で崩壊熱値が決定した後の画面

算する入力仕様となっている．この画面には，上述であり，初期水温や計算終了条件等を指定する画面の SFP 冷却ポンプ停止日時を入力する項目のほか，である．

炉心から SFP へ移動予定の装荷燃料の１炉心分を，

この画面では以下の３つの項目を追加した．

一括で崩壊熱計算するために原子炉停止日時を入力① 最 低水位以下の水の存在を無視した計算パスのする項目も設けている．

追加
これは，現場意見を反映したもので，燃料集合体上部より下部の水の存在を無視する計算を行

図４ 「崩壊熱減衰等計算」画面

図５「使用済燃料ピット水温計算」後段画面

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-2

303

うものである．この計算パスの追加により，水量とともに，現場意見の反映や，以下を視野に改良をが減じられ水温上昇が早くなり，比較対象として続けていく予定である．

保守的な計算結果が得られる．なお，最低水位の① SFP 改造対応

デフォルト値は 4.5m であるが，ユーザにより変

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

更可能である．

から新ピットでの計算対応出来るよう準備を② 補給水の入力項目の追加
これも，現場意見を反映したものである．改良
前は，補給水は設定水位になれば自動注水し，設進める．
② SFP 冷却水ポンプ除熱

定水位になれば補給水を自動停止する計算パス

今回の改良では，SFP 冷却水ポンプの起動停止は設けていたが，実運用に鑑み，これをさらに手は１回しか入力できないが，補給水が複数回入力

動による水の補給にも対応するようプログラム

出来るのと同様に，複数回入力できるよう改良を3を改良したものである．流量値（m /h）とそのタイミング（補給開始時刻と補給停止時刻）のほ
か当該補給水の水温（℃）を入力する必要があり，
100 回まで入力が可能である．
③ SFP 冷却水ポンプ除熱分を除いた計算手法の

行う．

4. ま
 とめ
福島第一原子力発電所の事故以前から SFP の水追加

温上昇を適切にかつ簡便に予測できる手法を開発す

SFP ポンプ運転状態での計算も出来るようとることを目的として，水温と水位を予測するツールの現場意見を参考に導入した計算パスである．全

“Pit Calculator” を開発した．その後，現場での試

崩壊熱量から SFP 冷却水ポンプ除熱量（ユーザ

用による意見反映を継続的に実施してきた．今後も入力による）を引き算した値（kW）で水温・水現場意見を取り入れるなど更なる使い勝手向上を図

位計算を行う．
なお，
画面入力では，
除熱量のほか，るとともに，水温実測データ等の入手による計算精起動と停止の日時を入力する仕様としている．

度向上に努めていく．

2.5 そ の他改良点
その他，上述以外に以下の改良を実施した．
① Windows10 での動作
これまでは Windows7での動作であったが2020年１月のサポート終了に備え，Windows10 上で動作するよう修正を行った．
② マニュアルへの改良点反映と充実

5. 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．

文
 献
（1） 柳

千裕，村瀬

道雄ほか，“ 全交流電源喪

改良の都度，マニュアルに反映すると同時に，失時の使用済燃料ピット水温と水位の予測 ”，

熱容量差の計算過程を掲載するなど，技術伝承に

日 本 原 子 力 学 会 和 文 論 文 誌，Vol.11, No. 3,

も役立つよう内容の充実を図った．
③ 画面上での解説の追加

p.193-202（2012）．
（2） 柳

千 裕， 村 瀬

道 雄，“ 使 用 済 燃 料 ピ ッ

ヘルプ機能やポップアップ機能を用いて，ユー

トの水温および水位の簡易評価ツール - Pit

ザが画面上で確認できるよう，解説や補足説明を

Calculator - の開発 ”，INSS JOURNAL，Vol.

画面に可能な限り追記し，ユーザフレンドリーなツールを目指した．

3. 今
 後の改良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

22, p.225-231（2015）．
（3） 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 - の改良 ”，INSS JOURNAL，Vol.
26, p.274-279（2019）．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-3

304

フラッディング状態における鉛直管内での流動特性
Flow Characteristics in Vertical Pipes under Flooding Conditions
村瀬

道雄（Michio Murase）＊1

合田頼人（Raito Goda）＊2

高木林

俊弥（Toshiya Takaki）＊1

公祐（Kosuke Hayashi）＊2

佐野冨山

直樹（Naoki Sano）＊1

明男（Akio Tomiyama）＊2

要約
本報では，気液対向流でフラッディング状態にある鉛直管内での流動特性に関する著者らの公開済み論文３編の内容を紹介した．神戸大学では，
フラッディング状態での落下水流量（見かけ速度 JL），圧力勾配 dP/dz およびボイド率 α を測定し，壁面摩擦係数 fw と界面摩擦係数 fi を求めた．気液対向流での α の測定例は少ないため，求めた fw と従来研究による dP/dz データから
α と fi を求め，α や fi の実験相関式を導出した．鉛直管の上端と下端の形状（直角もしくは曲面）
により流動特性が異なるため，フラッディングが生じる場所（下端もしくは上端）で流動特性を区分し，上端フラッディングでの α（液膜厚さ δ）の相関式と下端フラッディングでの fi の相関式を導出した．δ は，上昇気流により自由落下液膜より厚くなるが，自由落下液膜と類似する実験式で整理した．fi の従来式には無次元液膜厚さの関数が用いられているが，無次元速度である気相の Kutateladze パラメータ KG* を用いると簡潔に表せた．
キーワード鉛直管，気液対向流，フラッディング，ボイド率，圧力勾配，壁面摩擦，界面摩擦

Abstract
In this review, we presented contents of our three published papers on flow
characteristics in vertical pipes under flooding conditions. Measurements were made at a facilityof Kobe University for the falling liquid flow rate
（superficial velocity JL）, pressure gradient dP/dz
and void fraction α, and the wall friction factor fw and interfacial friction factor fi were obtained.
The void fraction α data under counter-current flows are limited. Hence α and fi were evaluatedusing fw and existing dP/dz data, and correlations for α and fi were proposed. Flow characteristics
differ depending on the shapes at the top and bottom ends
（square or rounded）, and they wereclassified from the flooding location（top or bottom end）
．A correlation of α（liquid film thicknessδ）for flooding at the top end and a correlation of fi for flooding at the bottom end were proposed.
δ under flooding conditions became thick due to the updraft of the gas flow, but it was expressedby a correlation similar to that for the free falling film. fi is widely expressed by a function of
the dimensionless liquid film thickness, but a simple fi correlation was proposed in terms of thedimensionless gas velocity, the Kutateladze parameter KG*.
Keywords

vertical pipe, counter-current flow, flooding, void fraction, pressure gradient, wall friction,interfacial friction

1. は
 じめに

よる落下水流量の計算は不確かさが大きいため，蒸気の見かけ速度 JG と落下水の見かけ速度 JL との関

加圧水型原子炉で想定される事故，例えば小破断係を与える気液対向流制限（counter-current flow

冷却材喪失事故の条件下では，炉心で発生した蒸気

limitation: CCFL）の相関式が使用されている．著

が一次系配管や蒸気発生器（SG）の伝熱管に流入者らの研究グループでは，神戸大学で取得したデー

し，放熱により生じる凝縮水が蒸気の流れに対向しタと従来データおよび解析結果を活用し，ホットて重力落下する気液対向流状態になり，蒸気速度がレグ，加圧器サージ管，SG 伝熱管を対象にして大きいと凝縮水の落下が制限されるフラッディング

CCFL 相関式の信頼性向上と不確かさの定量化に取が生じる．事故解析における配管系の計算では一次り組み（1）〜（3），CCFL 相関式の改良は一段落した．
気液対向流では CCFL に次いでボイド率 α の評価が

元二相流モデルが使用されるが，フラッディングに＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所＊ 2 神戸大学

技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-3

重要であり，現在は α を含む流動特性について評価している．
鉛 直 管 で の 気 液 対 向 流 に つ い て 1980 年 こ ろ ま（5）．しかし，気液対で多くの研究が実施された（4）向 流 で の α の 測 定 例 は 少 な く，Imura ら（6） は 自

305

2 実
 験装置と環状流モデル
2.1 実
 験装置
鉛直管での空気・水フラッディング実験装置（12）由落下液膜厚さの相関式を用いて α を評価した．
Bharathan ら（7） は空気・水系で液膜厚さ δ と圧力を図１に示す．鉛直管の上端が曲面で下端が直角の勾配 dP/dz を測定して壁面摩擦係数 fw と界面摩擦係
数 fi を求めたが，fw が負になる場合が生じた．そこ

曲面の上端フラッディング実験（12）で装置の構成は同じであり，
曲面の曲率 R は鉛直管の直径 D の1/2
（R

で，Bharathan ら（8）および Bharathan and Wallis（9）= D/2）である．下端フラッディング実験（11）では
D = 20，40 mm，上端フラッディング実験（12）ではは，下端でのフラッディングによる粗い液膜（roughfilm: RF）を対象に fw = 0 と近似して dP/dz データ（10）

下端フラッディング実験（11）と上端が直角で下端がD = 20 mm であり，本報では主に D = 20 mm でのは，
から fi を求めて相関式を提案した．Abe ら（7）（8）
による JG，JL と dP/dz のデータをBharathan ら

測定値について紹介する．実験装置は，下部タンク

用いて α，fw と fi を求め fw は大きくなることを示し

直管で構成され，鉛直管の直径と高さおよび上下端

たが，fw の予測値に対する信頼性は不明である．この形状を変更することができる．

のような背景から，神戸大学の冨山研究室では，空気・水系で JG に対する JL，dP/dz と α を測定し，環
（11）
（12）

状流モデルを用いて fw と fi を求めた

．著者らへの空気の供給系，上部タンクへの水の供給系，鉛実験では，空気流量と水流量を一定値にして，鉛直管に流入しない水をドレンして上部タンク水位をの研究グループでは，神戸大学で取得した基礎デー

一定値（本実験では 0.1 m）に保つ．落下水の流量と見かけ速度 JL は下部タンクの水位上昇率から測タを活用して，フラッディング状態における流動特定する．α は弁締切法を用いて 60 回測定した平均値性に関する相関式を整備することを目的とし，相関を使用している．弁の締切時間は 1/30 秒以下であ式の適用範囲を大口径管や高温高圧条件に拡大することを目標にしている．従来研究では α データが少り，α 測定の不確かさは（1-α）= 0.05 〜 0.13 に対し（13）

は CCFL データ（JG とないことから，Takaki ら
JL の関係）と Wallis のエンベロープ法（4）を用いて αて 0.0025 〜 0.0040 である．弁体は厚さ 2 mm のスラ
イド板であり，締切弁の設置が JL に影響しないことを確認している．

と fi を求める方法および dP/dz データと fw の相関式
を用いて α と fi を求める方法について検討し，前者

Water
inlet

は不確かさが大きく後者は評価精度がよいことを示した．また，Bharathan ら（7） による空気・水系での dP/dz データおよび Ilyukhin ら（14） による蒸気・水系での dP/dz データを用いて上端フラッディング

Upper
tank

h = 0.1 m

における α を求めて δ の相関式を提案した（13）．下端

Drain

フラッディングについて，佐野ら（15）は Bharathan（9）による空気・水系での dP/dz データおよびら（8）Closing
valvesIlyukhin ら（14） による蒸気・水系での dP/dz データ
を用いて fi を求めて相関式を提案した．

Vertical
pipe

（12）
およ
本報では，神戸大学での空気・水実験（11）
（13）
と下端フ
び上端フラッディングでの δ の相関式

ラッディングでの fi の相関式（15）について紹介する．
（11）

なお，下端フラッディングに関する実験

A-A’ cross section

Inlet
section
Pump

Lower
tank

は神戸

大学での単独実施であり，上端フラッディングに関

B-B’ cross section

Compressor

Reservoirする実験（12）は神戸大学との共同研究の一環として

F

実施した．
図１

flow meter, P pressure gauge

鉛直管での空気・水フラッディング実験装置（12）INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-3

306

2.2 環
 状流モデル

3.1 流
 動様式

鉛直管内における気液対向流では環状流になり，高速度カメラを用いて流動様式を撮影（350 fps）

流動状態の計算には環状流モデルが使用される．気し，得られた画像のうち管軸上の輝度値のみを抽出

相流路および流路全体に対する圧力バランスは次式

して時間軸方向に並べた画像（time-strip 画像（12））

（13）
（15）
．
で表せる（11）を図２に示す．D = 20 mm，上端は直角で下端は曲面である．低 JG* では上端で液相の落下が制限さ

dP/dz + ρG·g + 2fi·ρG[JG /α - JL/(1- α)]2/(D·α1/2)= 0（1）dP/dz +[(ρL -ρG)(1- α)+ρG]g -2fw·ρL[JL/(1-α)]2/D = 0（2）れて気液界面が滑らかな液膜（smooth film: SF）が形成される．液膜が厚い黒い部分が時間経過によg は 重 力 加 速 度，P は 圧 力，z は 鉛 直 方 向 座 標，ρ

り下方に移動している．JG* を増加すると下端でもは密度である．z の上向きを正にすると圧力勾配
dP/dz は負になる．JG に対する JL，dP/dz，α を測定

液相の落下が制限されて擾乱波が生じ，上昇空気

（2）
から壁
すると，式
（1）
から界面摩擦係数 fi を，式
面摩擦係数 fw を求めることができる．

態（transition: TR）が生じる．TR では液相は上端と下端で落下が制限されている．高 JG* では下端でにより擾乱波が上昇するが途中で落下する遷移状

発生した擾乱波が上部タンクに流出し，RF が形成

2.3 実
 験条件

される．RF では液相は下端で落下が制限される．
time-strip 画像を用いると流動構造を鮮明に可視化

本報で用いるデータの実験条件を表１に示す．αと fi の評価が目的であり，CCFL 測定のみの実験はできる．

対象外である．Bharathan ら（7） は，D = 50.8 mm

いる．Bharathan ら（8） は，上端と下端とも直角で直径を変更して実験し，RF（粗い液膜）での dP/dz

z [mm]

一定で，上端と下端に対して曲面（rounded: R）と直角（square: S）の全ての組み合わせで実験して

420
220
0

のみ報告している．Ilyukhin ら（14）の蒸気・水系を除いて空気・水系実験である．環状流モデルでは，
α と δ とは相互に変換できる．

実験条件

D
Top/
［mm］ Bottom

Fluids

P
［MPa］

Data

R/S, S/R,
S/S, R/R

A-W

0.1

δ, dP/dz（8） 6.4-152

S/S

A-W

0.1

dP/dz

（11） 20, 40

R/S

A-W

0.1

α, dP/dz

（12）

20

S/R

A-W

0.1

α, dP/dz

（14）

20

S/S

S-W

0.6-4.1

dP/dz

Ref.
（7）

50.8

R: rounded, S: square, A-W: air-water,
S-W: steam-waterz [mm]

4.0(a) Smooth film (SF): J
Falling liquid film

6.0

G* = 0.16

t [s]
8.0

Breakdown of disturbance wave

220
0

0

2.0

6.0

4.0

Formation of disturbance wave

t [s]
8.0

(b) Transition (TR): JG* = 0.50

620
420
220
0

0

2.0

4.0

(c) Rough film (RF): J

6.0

G* = 0.66

t [s]
8.0

(12)
図 2 直角の上端と曲面の下端での time-strip 画像（12）

図２

3. 実
 験結果
（11）

D = 20 mm での下端フラッディング
本章では，と上端フラッディング（12）のデータを用いて，
フラッ
ディング状態での流動特性について紹介する．

2.0

420

z [mm]

表１

（3）

0

620

直角の上端と曲面の下端での time-strip 画像

3.2 圧
0.2力勾配とボイド率

S/R, 1-α, SF
S/R, 1-α, TR
S/R, 1-α, RF （11）表１に示した実験条件の D = 20 mm
R/Sと
S/R, で-(dP/dz)*
0.15（12）
R/S, 1-α, TR
における無次元圧力勾配（dP/dz）
* と液相
S/R
R/S, 1-α, RF
R/S, -(dP/dz)*

D = 20 mm(1- α), -(dP/dz)*

1/2)/2αα =δ/D)22 oror δ/Dδ/D == (1−(1-αα1/2) /2
= (1−2(1-2δ/D)

Falling liquid film

620

0.1

(a) Smooth film (SF): JG* = 0.16
Falling liquid filmz [mm]

620

Breakdown of disturbance wave

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-3

420

307

220

0
t [s] *
体積率（1-α）の測定結果を図３に示す．
（dP/dz）
0
2.0
6.0
8.0
4.0

Formationof･gdisturbance
wave
-ρ ）
で無次元化している．式
（2）か
は重力（ρ
L

G

β = 0 で Wallis パラメー
式
（4）の無次元速度 Hk* は，タ Jk* に，β = 1 で Kutateladze パラメータ Kk* にな(b) Transition(TR): JG* = 0.50
ら明らかなように，（1-α）と（dP/dz）* の差が壁面

る．Jk* と Kk* は無次元直径 D* を用いて相互に変換

摩擦項であり，Bharathan ら（8） および Bharathan
and 420
Wallis（9） のように fw = 0 と近似すると（1-α）

できる．

z [mm]

620≒ （-220dP/dz）* になる．壁面摩擦項は RF で比較的小さいが，SF では大きく （- dP/dz）* が小さい．流動様
0

0
2.0
6.0
4.0
式の変化は，図３に示すように（- dP/dz）* の変化で(c) Rough film (RF): JG* = 0.66
判別できるが，流動様式の境界が不明確な場合には
図 2 直角の上端と曲面の下端での time-strip 画像(12)図２に示すように可視化で確認する必要がある．
t [s]
8.0

（8）

事故解析では，例えば計算モデルで CCFL が生じる位置に定数 C と勾配 m および β を入力して CCFL
相関式を適用する．
D = 20 mm で R/S（11） と S/R（12） における CCFL
特性を図４に示す．Kusunoki ら（17） は下端フラッ

0.2(1- α), -(dP/dz)*

Jk* = Kk*/D*1/2 (k = G or L), D* = D/L

D = 20 mm

0.15

ディングに対して次式を提案した．

S/R, 1-α, SF
S/R, 1-α, TR
S/R, 1-α, RF
S/R, -(dP/dz)*
R/S, 1-α, TR
R/S, 1-α, RF
R/S, -(dP/dz)*

JG*1/2/(μG/μL)0.07 = (1.04±0.05)-3.6[( μG/μL )0.1JL*1/2]+11[(μG/μL)0.1JL*1/2]2 -16[( μG/μL )0.1JL*1/2]3(17 mm ≤ D ≤ 50.8 mm)



（9）

式
（9）の 不 確 か さ ± 0.05 に は Ilyukhin ら（14） の D

0.1= 20 mm，P = 0.6 〜 4.1 MPa での測定値を含む．
Wallis 相関式（4）は JG*1/2 と JL*1/2 との線形式であるが，

0.05

式
（9）
のように JG*1/2 を JL*1/2 の三次関数で表す方がよい場合がある．Takaki ら（13）は島村ら（12）による上

0

図３

3.3

0

0.2

0.4

JG*

0.6

0.8

1

端フラッディングでの測定値に対し式
（10）
を導出し，
Ilyukhin ら（14） の D = 20 mm，P = 0.6 〜 4.1 MPa
での測定値にも適用できることを示した．

無次元圧力勾配（dP/dz）*と液相体積率（1-α）

C CFL 特性

JG*1/2 + 1.02 JL*1/2 = 0.83±0.05 (D = 20 mm) （10）JG*1/2 + 1.02JL*1/2 = 0.83±0.05 (D = 20 mm)式（10）は D = 20 mm のみ適用でき，D = 30 mm で．
は Kk* パラメータ支配になる（Murase ら（18））

JL を式（2）で計算できるが精度がよくないため，
原 子 力 プ ラ ン ト の 事 故 解 析 で は，Wallis に よ る

0.8

CCFL 相関式（4）が広く使用されている．
（4）

Hk* = Jk /[g·w·( ρL -ρG)/ρk]1/2 (k = G or L)

（5）

1/2

Hk* は無次元速度，J
HG*1/2 + m·HL*1/2 = Ck は見かけ速度，w は代表長さであり，定数 C と勾配 m は CCFL 測定値から決定さ
Hk* = Jk /[g·Bankoffw·(ρL −ρGら)/ρ（16）k ]1/2 (k = G or L)
は代表長さ w を次式で表れる．一方，
している．
w=D

L (0 ≤ β ≤ 1),(1-β) βS/R, SF
S/R, TR
R/S, TR
R/S, RFEq. (9)Eq. (10)0.4±0.0380.2（6）

L =[σ/{g・( ρL -ρG)}]1/2
（7）
w = D(1−β)Lβ (0 ≤ β ≤1),
L はラプラス長さ，σ は表面張力である．式
（6）の代
1/2
L = [σw/{g·(ρL −ρD
G )}]
表長さ
により
が CCFL 特性に及ぼす影響が決まるため，CCFL 相関式の導出では式（6）の β の選定が重要である．

D = 20 mm

0.6

JG*1/2

HG* + m·HL* = C
1/2

0

0

0.2

0.4

0.6

JL*1/2
図４

CCFL 特性（D = 20 mm）

0.8

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-3

308

3.4 壁
 面摩擦

から fi を求めて次の相関式を提案した．

壁面摩擦を直接測定するのは困難であるため，（2）
一般的には JG に対する JL，dP/dz，α を測定して式から fw を求める．気液対向流に対する fw を評価した
例は極めて少ないため，近似的に単相流に対するfw の相関式を用いる場合がある（数土（19）; Takaki．
ら（13））
fw = max (16/ReL, 0.079/ReL0.25), ReL = JL D/νL （11）ReL は液相レイノルズ数，νL は動粘度である．Abe（8）による dP/dz データを用ら（10）は Bharathan ら（7）いて fw を評価して次式を提案した．

fw = 300/ ReL（12）fi = 0.005+A (δ/L)B,
log10A = -0.56+9.07/D*, B = 1.63+4.74/D*（14）（14）をベースにして，Richter（20）数土（19） は，式による D = 19 〜 140 mm での CCFL データと Wallisのエンベロープ法（4） を用いて，CCFL 計算値が測定値と一致する fi を求めて次の相関式を提案した．
fi = 0.008{1 + m (δ/D)n},m = 41.31D*(n+0.25)109.07/D*, n = 1.63 + 4.74/D* （15）D = 20 mm で R/S（11） と S/R（12） に お け る fi を図６に示す．SF より RF の方が流路内の水量が多
（14）と
（15）
く液膜が厚いため fi が大きくなる．式は，δ の関数であるため R/S と S/R で計算値が異な

D = 20 mm で R/S（11） と S/R（12） に お け る fw をり，S/R を対象に計算した．式（14）は RF を対象に

図５に示す．上端フラッディングの SF では fw を式（11）で近似できる．下端フラッディングでは fw が式提案されたが SF の測定値と比較的よく一致している．式（15）の導出ではエンベロープ法を使用して JL（11）より大きくなるため，Goda ら（11） は層流に対測定値に一致する fi を求めたため過大な fi をあたえして次式を提案した．
きる．下端フラッディングでは fw が式(11)より大きく
fw が式(11)より大きくきる．下端フラッディングでは
1.96(11)は層流に対して次式を提案した．
fw = 2.86×104/Reら（13）
なるため，GodaL(11)
なるため，Goda ら は層流に対して次式を提案した．
4fw = 2.86×10/ReL1.96
(13)
式
（13）
は RF を対象としており測定値とよく一致
fw = 2.86×104/ReL1.96(13)
する．
式(13)は RF を対象としており測定値とよく一致する．
式(13)は RF を対象としており測定値とよく一致する．
100
S/R, SF
100
S/R,TRSF
S/R,

る．RF での測定値とよく一致する従来相関式はな

S/R,
TR
Eq.
(11)
Eq.(12)(11)Eq.
Eq. TR(12)
R/S,
R/S,RFTR
R/S,
R/S,
RF
Eq.
(13)
Eq. (13)

fwfw

10
10
1
1

fi = 0.11JG*a D*b (1-α),
fi = 0.11JG*a D*b (1−α),fai == 0.11-1.96〜1.98,
b =α0.42〜0.43
JG*a D*b (1−),（16）
a = −1.96～1.98, b = 0.42～0.43
a = −1.96～1.98, b = 0.42～0.43
式（16）は RF を対象とし，RF での測定値とよく一
致する．

10
10

S/R, SF
S/R,TRSF
S/R,
S/R,RFTR
S/R,
S/R,
RF S/R
Eq.
(14),
Eq.(15),(14),S/R
S/R
Eq.
Eq. TR(15), S/R
R/S,
R/S,RFTR
R/S,
R/S,
RF RF
Eq.
(16),
Eq. (16), RF

D = 20 mm
D = 20 mm

1
1

fi fi

0.1
0.1

く，Goda ら（11）は RF に対して次式を提案した．

0.01
0.01

0.1
0.1

0.001
0.00110
10

100
100 ReL

ReL

図５

1000
1000

10000
10000

壁面摩擦係数 fw

3.5 界
 面摩擦
Bharathan ら（8） お よ び Bharathan and Wallis（9）は，下端でのフラッディングによる RF を対象に fw= 0 と近似して D = 6.4 〜 152 mm での dP/dz データ
fi = 0.005+A(δ/L)B,
fi = 0.005+A(δ/L)B,
log10A = –0.56+9.07/D*, B = 1.63+4.74/D*
log10A = –0.56+9.07/D*, B = 1.63+4.74/D*

0.01
0.01 0
0

0.2
0.2
図６

0.4

*
JG0.4
JG*

界面摩擦係数 fi

0.6
0.6

0.8
0.8

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-3

4. ボ
 イド率と界面摩擦の評価方法の理論的な最大値を与えるとしている．エンベロープ法は次の最大流量条件と等価である．

気液対向流条件での鉛直管内における流動特性は
落下水が制限される位置により異なり，流路内での水量（1-α）が δ，fw，fi に影響する．著者らの研究∂JL*/∂α = 0 or ∂JG*/∂α = 0α 計算の検証を目的とするため，α の測定値がある D = 20 mm で S/R（12）を対象にエンベロープ法を活用して，フラッディング状態における流動状態（11）を使用し，fi にを適用した．fw には図５より式に関する相関式を整備することである．流動状態には図６の S/R で SF でのデータを用いて最小二乗法

関する相関式の適用範囲を大口径管や高温高圧条件

により次式を導出して使用した．

に拡大することを目標にしている．しかし，表１に示したように従来研究では α や δ の測定例が極め

fi = 0.0049/JG*1.8 (D = 20 mm)る．α や fi の評価方法を検討するために，ここではD = 20 mm，S/R（12）での測定値を使用する（詳細（13）は Takaki ら

4.1

を参照）
．

C CFL データとエンベロープ法

各計算の番号と使用した式を表２に示す．Wallisのエンベロープ法（4） に従って，式（17）を用い α を変数にして JG と JL の関係を計算した表２の No. 1の結果を図７に示す．JG と JL の関係のエンベローと JL* ≒０で計算が不安定になるため，著者らは∂JG*/∂α = 0 を用いた．

2 fi·[JG* -( ρG /ρL )1/2{α/(1-α)}JL*]2/α1/2+ 2 fw·[JL*/(1-α)]2 = (1-α)

（17）

Jk* = Jk /[g·D·( ρL -ρG )/ρk] (k = G or L)

（18）

1/2

Jk* は Wallis パラメータである．Wallis は，fi と fw の相関式を用い α を変数として JG と JL の関係を計算（17）と（19）お よ び 式
（11）と
（14）
数 土（19） は， 式を用いて JG と JL の関係を計算したが，Richter（20）による D = 19 〜 140 mm での CCFL データと計算（14）を式（15）に変更した．
値が一致する fi を求め式
数 土（19） と 同 様 に， 図 ４ に 示 し た S/R で SF で のCCFL データに一致する fi を求めた．
fi = 0.008 + 20000[(1-α1/2)/2]3 (D = 20 mm) （21）し，そのエンベロープ（図７を参照）が CCFL 曲線

No. 2 の式
（20）
を式
（21）
に変更した No. 3 の計算結果

しかし，
Bharathan and Wallis（9）は，になるとした（4）．
エンベロープ法による JL の計算値は過大であり，JL

は CCFL 測定値と一致している．
エンベロープ法を用いた（1-α）の計算値と測定
（12）

値

1

0.94
0.93
0.915
0.90
0.875
0.85
0.825
0.80
Data(12)
No. 2
No. 3

)を用いて

る D = 19
致する fi を

JG*1/2

0.6
0.4
0.2
0

0

0.4

JL*1/20.6

0.8

図 7 エンベロープ法による CCFL 計算
図７0.2

様に，図 4致する fi を

0.2

0.15

エンベロープ法による CCFL 計算

Data(12)
No. 2
No. 3

の比較を図８に示す．エンベロープ法を用いると（1-α）を過大に計算する．

α

0.8

が不安定に

（20）

プは，式
（19）の最大流量条件を用いた No. 2 の計算結果と一致する．式（19）で ∂JL*/∂α = 0 を用いる

式
（1）
と
（2）
から dP/dz を消去して無次元化すると，次の JG と JL の関係式が求まる．

．Wallis の（19）

グループの目的は，神戸大学で取得した基礎データて少ない．そこで，本章では CCFL データや dP/dz
データから α や fi を評価する方法について紹介す

(20)

309

1

表２

α の計算方法と条件

No.

Data

B. eq.

α eq.

１

---

（17）

---

（20）

（11）

２

---

（17）

（19）

（20）

（11）

３

CCFL

（17）

（19）

（21）

（11）

fi eq.

fw eq.

４

dP/dz

（2）

---

---

０

５

dP/dz

（2）

---

---

0.005

６

dP/dz

（2）

---

---

（11）

B. eq., α eq., fi eq. and fw eq. denote equation number
for basic equation, α , fi, and fw, respectively.

0.2

不安定に

0
310

を用いて

0

0.2

0.4

JL*1/20.6

図 7 エンベロープ法による CCFL 計算

る D = 19する fi を0.2

Data(12)
No. 2
No. 3

に，図 4

する fi を

算結果は測定値 (12)

0.15

0.1

0.05

試みたとしている．亀井ら（21） は天秤で試験部の重量を測定して試験部内の液重量を測定している

0

求まる．

0

図８

，fw の相

0.4

JG*

0.6

0.8

1

エンベロープ法による（1-α）の計算値

4.2 圧
 力勾配データと壁面摩擦の相関式
式（2）で dP/dz，JG と JL，fw を 与 え れ ば α が 求 まる．つまり，JG と JL の関係を CCFL データで与え，が，ガスを流動させると天秤の精度が悪く定量的に言及できないとしている．Feind（22）や Hewitt andWallis（23） は気液対向流条件で δ を測定したが，前者はフラッディングが生じる前，後者は層流条件
で測定値は自由落下液膜厚さとほぼ等しい．Imura
ら（6）は SF と RF を区分せず，Feind（22）による相関式を用いて気液対向流条件での α を評価した．自由落下液膜厚さに対して多くの相関式が提案されていfw の相関式と dP/dz データを用いれば式（1）から αるが，比較用として Nusselt（24）と Feind（22）によるが求まる．α が求まれば式（1）から fi が求まる．fwの影響を評価するため，表２に示すように fw = 0，

式を組み合わせて用いた．

Bharathan and Wallis（9）が推奨する fw = 0.005，おδ/(νL2/g)1/3 = max {(3ReL/4)1/3, 0.266ReL1/2}

（23）

よび式
（11）について検討した．dP/dz データを用い

Bharathan ら（7）による δ 測定以後，神戸大学での α

た（1-α）の計算値を図９に示す．fw = 0.005 を用い（4）が推奨する SF の δ にたδNo.
/D =5 の計算値は，Wallis
0.063JL*2/3（12）まで気液対向流条件での α もしくは δ の測定（11）

対する次の相関式とよく一致する．
δ/D = 0.063JL*2/3

（22）

測定は見当たらない．
Takaki ら（13）は，図９に示したように dP/dz デー
タと式（11）を用いると SF での α を精度よく評価できることを示し，表１に示した Bharathan ら（7） の空気・水系データと Ilyukhin ら（14）の蒸気・水系デー
タを用いてでの α0.64を評価した（Bharathanら（8）δ/(νL2/g)1/3 =SF
0.091Re(ReL ≥ 1800)
Lは D = 6.4 mm 〜 152 mm で dP/dz を測定している

0.15
Data(12)
No. 4
No. 5
No. 6
Eq. (22)0.1

が RF での測定値しか報告していない）．α の評価値40(12) （12）Shimamuraet al.
は α 測定値から求めた δ を図 10に示す．島村ら
Ilyukhin et al. (14)（14）
δでは dP/dzetデータから求めたから，その他（7）Bharathanal. (7)（13）(23) 10 に示した評価値から30ある．Takaki
ら Eq.は，図Eq. (24)

乱流に対して次式を提案した．

δ/Lν

について

0.2

(1－α)

an and（1-α）を過小に評価するのは，図５で式（11）が層流と乱流との遷移域で fw を過小に評価することに亀井ら（21）は気液対向流条件での δ 測定を初めて

式

を評価す

（1-α）の測定値とよく一致する．計算値が中 JG* で

5. 上
 端フラッディングでの液膜厚さと(1−α)

求まる．

dP/dz デ ー タ と 式（11）を 用 い た No. 6 の 計 算 値 は…

よる．

(1－α)

) (21)INSS
Vol . 27 2020 C-3
0.8 JOURNAL
12/g)1/3 = 0.091ReL0.64 (ReL ≥ 1800)
δ/(νL20

0.05

（24）

上端フラッディングについては，図５に示した
fw に対する相関式の導10層流から乱流への遷移域での

0

0

図 9

図９

0.2

JG*

0.4

0.6

dP/dz データを用いた(1−α)の計算値

dP/dz データを用いた（1-α）の計算値

出，図 10 に示した層流から乱流への遷移域での δ に対する相関式の導出，fi の相関式の導出などの課題
0がある．これらの課題については，D = 40 mm で
100
1000
10000
ReL
追加実験を行い，追加データを含めて検討する予定

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-3

311

δ/(νL2/g)1/3 = 0.091ReL0.64 (ReL ≥ 1800)

30

20

0.1

10

0.01

0

0.001

0.6

算値

100

1000
図 10

ReL

D = 20 mm

1

fi

δ/Lν

10

(12)

Shimamura et al.
Ilyukhin et al. (14)Bharathan et al. (7)Eq. (23)
Eq. (24)

10000

fi

40

4
5
6
22)

0.6 MPa
1.1 MPa
1.6 MPa
2.1 MPa
4.1 MPa Ilyukhin et al.(14)0.1 MPa* *Goda et al.(11)

0

0.5

JG *

1

0

0.0

1.5

(a) fi と JG*との関係

SF での液膜厚さ δ

1

である．

D = 20 mm

6. 下 端フラッディングでの界面摩擦係数
佐野らは， 表 １ に 示 し た 従 来 研 究 に よ る
dP/dz データを用いて，式（2）から α を，式（1）から fiを求めた．fw の相関式には，式（11）の層流項を Goda…
ら（11）による式（13）に置き換えて使用した．
fw = max (2.86×104/ReL1.96, 0.079/ReL0.25)

0.1

fi,c (JG*)（15）

多くの実験データを用いて相関式を導出して適用範囲を広げると不確かさが大きくなる．そこで，SG 伝熱管寸法である D = 20 mm での fi，空気・水
fw = max (2.86×104/ReL1.96, 0.079/ReL0.25)
系での fi，直径と流体物性値の影響を含む fi に区分

0.1 MPa*
0.6 MPa
1.1 MPa
1.6 MPa
2.1 MPa
4.1 MPa

0.01

（25）

0.001
0.001

Ilyukhin et al.(14)*Goda et al.(11)

0.01

fi,m

fi,c (KG*, D*)

12)

0.1

0

0.0

1

(b) 式(26)による計算値 fi,c と測定値 fi,m の比較
図 11

して相関式を導出した．

D = 20 mm での fi と相関式

D = 20 mm での fi を図 11（a）に示す．圧力条件ごとに最小二乗法を用いて fi の指数関数を求め，係数と指数を気液密度比 ρG/ρL もしくは気液粘性比 μG/μL

好に整理できた．直径ごとに最小二乗法を用いてfi の指数関数を求め，係数と指数を D* で整理してで整理して最小二乗法を用いて累乗関数を求めた．
R2 値が１に近い μG/μL を選択し，次の相関式を導出

最小二乗法を用いて累乗関数を求めた．KG* の係数と指数を D* の累乗関数にした次の fi 相関式を導出

した．

した．

fi = 1.15( μG/μL )-0.30 exp{-3.10( μG/μL )-0.20JG*}（D = 20 mm）
 （26）

fi = 0.30D* exp(-1.90KG*), 6.4 mm ≤ D ≤ 152 mm（27）

（b）
式
（26）
による計算値 fi,c と測定値 fi,m の比較を図 11

式（27）は式（15）や（16）より簡潔である．式（27）による計算値 fi,c と測定値 fi,m の比較を図 12
（b）
に示す．

に示す．測定点数の 95％を含む式（26）の不確かさ…

測定点数の 95％を含む式（27）の不確かさは 44 % では，
空気・水データ（11）に対して± 4.2 %，蒸気・水デー

ある．

（14）

タ

に対して± 15 % である．
D = 6.4 〜 152 mm での fi を図 12（a）に示す．図 11…
1/2（a）に示した JG* を用いると KG* = D*

JG* で fi を良式（27）
で D = 20 mm とし，式（26）の導出と同様に，係数と指数を μG/μL で整理して最小二乗法を用いて累乗関数を求めた．D* と μG/μL を含む fi 相関式とし

(

図 12

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-3

312

10

1

Bharathan et al.(7),(8)*Goda et al.(11)

D = 20 mm
0.1 MPa*
0.6 MPa
1.1 MPa
1.6 MPa
2.1 MPa
4.1 MPa1fi,c (KG*)

fi

0.1
0.1

0.01

0.001

1.5

6.4 mm12.7 mm25.4 mm50.8 mm
0

0.5

0.01

9.5 mm
20 mm*
40 mm*
152 mm

1

1.5

KG*

Ilyukhin et al.(14)*Goda et al.(11)

2

2.5

3

(a) fi と K

G*との関係10fi,c (KG*, D*)

1

0.1

図 13

6.4 mm
9.5 mm12.7 mm
20 mm*
25.4 mm
40 mm*
50.8 mm
152 mm1

0.1

1

式（28）による計算値 fi,c と測定値 fi,m の比較できていない．
これまでに上端が直角の上端フラッディングに対する実験（D = 40 mm）をほぼ終了し，データ評価を実施中である．現在は上端と下端が曲面での管内フラッディングに対する実験（25）を実施している．

Bharathan et al.(7),(8)*Goda et al.(11)

0.01

0.1

fi,m

1

7. ま
 とめ
10

図 12 空気・水系（D = 6.4～152 mm）での fi と相関式

図 12

fi,m

ては実験ごとの相違が大きく主要な影響因子を特定(b) 式(27)による計算値 fi,c と測定値 fi,m の比較

較

0.01

たが，下端フラッディングでの α もしくは δ につい

0.01

0.001
0.001

0.001
0.001

空気・水系（D = 6.4 〜 152 mm）での fi と相関式

本報では，鉛直管でのフラッディングを対象とし（12）および上端フて，神戸大学での空気・水実験（11）ラッディングにおける液膜厚さδ の相関式（13） と下端フラッディングにおける気液界面摩擦 fi の相関式（15）について紹介した．

て次式を導出した．

鉛 直 管 で の フ ラ ッ デ ィ ン グ に つ い て Wallis 研
KG*}（28）

究室で多くの実験が行われたが，信頼できるボ
イ ド 率 α の 測 定 値 が な く 壁 面 摩 擦 係 数 を fw ≒ 0

空気・水系に対しては，式
（28）
は式
（27）
と一致する

（
（1-α）が無次元差圧 （- dP/dz）* とほぼ等しい（1-α）≒（- dP/dz）*）と近似して界面摩擦係数 fi が求めら

fi = 0.157( μG/μL )-0.166

D* exp{-1.14( μG/μL)-0.133

ため式（28）による計算値と測定値の関係は図 12（b）と同じである．
式（28）
による計算値 fi,c と D = 20 mm での測定値れた．つまり，フラッディング条件における α，fw，fi の評価の不確かさが不明であった．そこで，神戸

fi,m の比較を図 13 に示す．測定点数の 95％を含む式大学の冨山研究室では弁締切法を用いて α を測定し，環状流モデルを用いて fw と fi を求め，これらを

（8）
（11）
に対し
（28）の不確かさは，空気・水データ（7）定量化した．著者らの研究グループでは，神戸大学て±51 %，
蒸気・水データ（14）に対して±10 % である．
下端フラッディングについては，α もしくは δ ので取得されたデータを用いて従来研究による測定値を有効に活用する方法について検討し，α と fi の相相関式化は未検討である．図 10 と式（24）で示した
上端フラッディングでは δ を ReL の関数で整理でき

関式の適用範囲の拡大を目指している．
Wallis のエンベロープ法を用いると（1-α）を過INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-3

大に評価する．上端フラッディングによる滑らかな液膜（SF）では fw を単相流での壁面摩擦係数で近似できるが，下端フラッディングによる粗い液膜

ギ リシャ文字（RF）では層流での fw を神戸大学（Goda ら（11））のα:

ボイド率（-）

提案式に変更する必要がある．dP/dz データと精度のよい fw の相関式を用いれば α を高精度で求めるこ

β:

式
（6）
の指数（-）

δ:

液膜厚さ（m）とができる．SF での δ は自由落下の δ より厚くなる．
RF での fi は気相 Kutateladze パラメータ KG* と気液

μ:粘度（Pa s）

ν:

動粘度（m2/s）

粘性比の関数で簡潔に表せる．
SF での fi の評価，RF での α の評価，および上下ρ:

密度（kg/m3）σ:

表面張力（N/m）

端が曲面での流動特性の評価は今後の課題であり，検討中である．

添
 字

略
 号

G:

気相

k:

G or LA-W : 空気・水系

L:

液相

CCFL : 気液対向流制限

313

文
 献

RF :

厚く粗い液膜（下端フラッディングによる）

R/S :曲面の上端 / 直角の下端（上下端の形状）

R/R :曲面の上端 / 曲面の下端（上下端の形状）

SF :滑らかな液膜（上端フラッディングによる）志，冨山明男，水平に近い円管における気液

SG :

蒸気発生器

対 向 流 制 限，J. Institute of Nuclear Safety

S/R :直角の上端 / 曲面の下端（上下端の形状）

System, Vol. 24, pp. 188-200（2017）
．

S/S :

直角の上端 / 直角の下端（上下端の形状）（2） 楠木貴世志，村瀬道雄，冨山明男，蒸気発生

S-W :

蒸気・水系

器の伝熱管下端における気液対向流制限に関TR :SF から RF への遷移状態する研究のレビュー，J. Institute of Nuclear（1） 村瀬道雄，木下郁男，歌野原陽一，楠木貴世

Safety System, Vol. 24, pp. 211-220（2017）
．

記
 号

（3） 村瀬道雄，楠木貴世志，西田浩二，冨山明男，
鉛直管と加圧器サージ管における気液対向流

C:

定数（-）

制限，J. Institute of Nuclear Safety System,

D:

直径（m）

Vol. 25, pp. 174-186（2018）．

D* :		式（8）で定義される無次元直径（-）（4） Wallis, G. B., One-Dimensional Two-Phasefi :界面摩擦係数（-）

Flow, McGraw Hill, New York, pp. 336-345

fw :壁面摩擦係数（-）（1969）．

g:2

重力加速度（m/s ）

H* :

式
（5）
で定義される無次元速度（-）

Review of the Flooding Literature,J:

見かけ速度（m/s）

NUREG/CR-3060, U.S. Nuclear Regulatory

J* :

式
（18）
で定義される Wallis パラメータ（-）

Commission, Washington D.C.（1983）．

K* :Kutateladze パラメータ（-）

L:
m:

式
（7）
で定義されるラプラス長さ（m）
係数（-）

Annular Two-Phase Flow,” Chemical Eng.

P:

圧力（MPa）

Sci., Vol. 32, pp. 79-83（1977）．

Re :レイノルズ数（-）

w:

式
（6）
で定義される代表長さ（m）

Air-Water Countercurrent Annular Flow inz:

鉛直方向座標（m）

Vertical Tubes, EPRI NP-786, Electric Power（5） Bankoff, S. G. and Lee, S. C., A Critical（6） Imura, H., Kusuda, H. and Funatsu, S.,“Flooding Velocity in a Counter-Current（7） Bharathan, D., Wallis, G. B. and Richter, H. J.,

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-3

314

Research Institute, Palo Alto, CA（1978）．

T., Hayashi, K., Hosokawa, S. and Tomiyama,（8） Bharathan, D., Wallis, G. B. and Richter, H.

A., “Effects of Fluid Properties on CCFL

J., Air-Water Countercurrent Annular Flow,

Characteristics at a Vertical Pipe Lower

EPRI NP-1165, Electric Power Research

End,” J. Nucl. Sci. Technol., Vol. 52, No. 6, pp.

Institute, Palo Alto, CA（1979）．

887-896（2015）．

（9） Bharathan, D. and Wallis, G. B., “Air-Water（18） Murase, M., Nishida, K., Torige, T, Takaki,

Countercurrent Annular Flow,” Int. J.

T., Goda, R. and Tomiyama, A., “Effects

Multiphase Flow, Vol. 9, pp. 349-366（1983）．

of Diameters on Countercurrent Flow（10） A b e , Y . , A k i m o t o , H . a n d M u r a o , Y . ,Limitation at a Square Top End in Vertical“Estimation of Shear Stress in Counter-

Pipes,” Sci. Technol. Nucl. Installations, Vol.

C u r r e n t A n n u l a r F l o w ,” J . N u c l . S c i .

2018, Paper ID 1426718（2018）．

Technol., Vol. 28, pp. 208-217（1991）．
（11） Goda, R., Hayashi, K., Murase, M., Hosokawa,S. and Tomiyama, A., “Experimental Studyon Interfacial and Wall Friction Factors（19） 数土幸夫，垂直円管の対向二相流における落下水制限に関する研究，機論 B 編，Vol. 60,
No. 575, pp. 2566-2572（1994）．
（20） Richter, H. J., “Flooding in Tubes andunder Counter-Current Flow Limitation in

Annuli,” Int. J. Multiphase Flow, Vol. 7, No. 6,

Vertical Pipes with Sharp-Edged Lower

pp. 647-658（1981）．

Ends,” Nuclear Eng. Design, Vol. 353, 110223（2019）．
（12） 島村長幸，合田頼人，林公祐，細川茂雄，冨（21） 亀井三郎，大石純，飯島宏，河村，糸井光夫，
濡壁塔のホールドアップ，化学工学，Vol. 18,
No. 11, pp. 545-552（1954）．

山明男，村瀬道雄，西田浩二，上端シャープ（22） Feind, K., “ShröMungsuntersuchungen bei

エッジ鉛直管における気液二相対向流の界面

Gegensttom von Rieselfilmen und Gas in

及び壁面摩擦係数，混相流シンポジウム 2018,

Lotrechten Rohren,” VDI-Forschungsheft,

D212（2018）．

481（1960）．

（13） Takaki, T., Murase, M., Nishida, K, Goda, R.,（23） Hewitt, G. F. and Wallis G. B., Flooding andShimamura, T. and Tomiyama, A., “Liquid

Associated Phenomena in Falling Film Flow

Film Thickness in Vertical Circular Pipes

in a Tube, AERE-R4022, Atomic Energy

under Flooding Conditions at the Top End,”

Research Establishment, Harwell, England

Nuclear Technology, Vol. 206, No. 3, pp. 389400（2020）．
（14） Ilyukhin, Yu. N., Balunov, B. F., Smirnov,
E. L. and Gotovskii, M. A., “Hydrodynamic（1963）．
（24） Nusselt, W., “Die Oberflachenkondensation
des Wasserdampfes,” Z. Ver. Deut. Ing., Vol.
60, p. 569（1916）．

Characteristics of Annular Counter Flows in（25） 合田頼人，島村長幸，林公祐 , 細川茂雄 , 村瀬

Vertical Channels,” Teplofiz. Vys. Temp.（in

道雄 , 冨山明男 , 鉛直円管内気液対向流におけRussian）, Vol. 26, No. 5, pp. 923-931（1988）．

る界面及び壁面摩擦係数 , 混相流シンポジウ（15） 佐野直樹，高木俊弥，西田浩二，村瀬道雄，
合田頼人，冨山明男，下端フラッディング状
態での鉛直円管内における界面摩擦係数，混相流，Vol. 34, No. 1, pp. 82-92（2020）．
（16） Bankoff, S. G., Tankin, R. S., Yuen, M. C.
and Hsieh, C. L., “Countercurrent Flow of
Air/Water and Steam/Water through a
Horizontal Perforated Plate,” Int. J. Heat
Mass Transfer, Vol. 24, pp. 1381-1395（1981）．
（17） Kusunoki, T., Murase, M., Fujii, Y., Nozue,

ム 2019, D314（2019）．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-4315

MAAP における福島第一原子力発電所事故を踏まえた
発電所安全対策設備のモデル化
Modeling of safety equipment based on Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Accident
in the severe accident analysis code “MAAP”
楠木

貴世志（Takayoshi Kusunoki）＊1
中村晶（Akira Nakamura）＊1

高木佐野

俊弥（Toshiya Takaki）＊1
直樹（Naoki Sano）＊1

要約
東京電力（株）福島第一原子力発電所事故を踏まえ，原子力発電所緊急安全対策ならびにシビアアクシデント（SA）対策他として導入された設備を MAAP プラントモデルに組み込み，動作を確認した．本稿では恒設代替低圧注水ポンプによる格納容器スプレイのモデル化について
説明する．
キーワード

MAAP，シビアアクシデント，モデル化，恒設代替低圧注水ポンプ

Abstract
From a consideration of progression of the 2011 Fukushima Daiichi Nuclear Power
Station, equipment introduced as power station emergency safety measures and severe accident
measures were incorporated into the MAAP plant model. Then, we confirmed validation of themodel. This paper describes modeling of the containment spray by the permanent alternative
low pressure water injection pump.
Keywords

MAAP, severe accident, modeling, permanent alternative low pressure water injection pump

1. は
 じめに

についても取り扱うことが可能である．このように，広範囲の物理現象を取り扱うことが可能な総合

MAAP（Modular Accident Analysis Program）

解析コードであり，シビアアクシデントで想定されコードとは，
1980 年代の初めに米国 FAI 社（Fauske

る様々な事故シナリオについて，起因事象から安定& Associates, LLC.） に よ っ て 開 発 さ れ， 米 国

した状態，あるいは過圧・過温により原子炉格納容EPRI（Electric Power Research Institute）が所有

器が機能喪失するまで計算が可能であることが特徴権を有するコードである．現在も EPRI を中心とし

（1）
（2）
である．

た MAAP ユーザーズグループのもとで保守及び改（1）（2）

上述したように，MAAP において様々な緩和設
備はモデル化されているが，東京電力
（株）
福島第一

良が進められている．

MAAP は，シビアアクシデントの事象進展の各

原子力発電所事故を踏まえ，近年，日本の原子力発段階を網羅し，炉心，原子炉圧力容器，原子炉格納電所において発電所緊急安全対策ならびにシビアア

容器内で起こると考えられる重要な事故時の物理現

クシデント（SA）対策他として導入された設備の象をモデル化するとともに，工学的安全施設や炉心全ては網羅できていない．そのため，それらの設備

損傷防止あるいは格納容器機能喪失防止で想定するについては個々のユーザーが MAAP 上で性能を設

各種の緩和設備についてのモデルを備えている．ま定し，場合によってはモデル化が必要となる場合もた，核分裂生成物（FP）に関する物理現象をモデある．

ル化しており，事故時に炉心溶融に伴って原子炉圧

本 論 で は こ の 内， モ デ ル 化 の 一 例 と し て，

力容器や原子炉格納容器内に放出される FP の挙動

MAAP Version 4（MAAP4）における恒設代替低＊ 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 . 27 2020 C-4316

圧注水ポンプによる格納容器スプレイのモデル化

パラメータがなく，格納容器（CV）上部区画の床について説明する．恒設代替低圧注水ポンプとは，余熱除去ポンプの代替として燃料取替用水タンク又面からスプレイヘッダまでの高さを表すパラメー．
タ ZSPA が DZ2 として用いられている（図１参照）

は復水タンクを水源に，余熱除去系を通じて原子炉

ZSPA は水頭差の計算だけでなく，スプレイの落下

容器内に注水する機能，及び格納容器スプレイ系を

高さを定義するパラメータとして使用されている．

通じて原子炉格納容器内へスプレイする機能を有す

ZSPA はスプレイ使用時の CV 除熱量等に影響を及ぼるポンプである．

すと考えられることから，実際のポンプ設置位置から移送先（スプレイヘッダ）までの高さと ZSPA の2.

M AAP へのポンプモデル化の概要

2.1 圧
 力損失を考慮したポンプのモデル化

設定値との差は，ポンプの揚程を変更することで考慮した．

ポンプ流量は，取水源と移送先の水頭差，及びポンプの QH カーブ（流量と揚程）から決定される．
MAAP における取水源と移送先の水頭差を式（1），

スプレイがある
CV区画の床面ZSPARW（1）

有効 NPSH を式
（2）
に示す

．

ࢂࢃ૛

ࢂࢃ૚

൅ࡰࢆ
Ỉ㢌ᕪ
ൌ ቀࡼ૛
ൈ ൈ ࢂࢃ૛൅ ࡰࢆቁ െ ቀࡼ૚ൈ ൈ ࢂࢃ૚૚ቁ ቁ
൅ࡰࢆ
Ỉ㢌ᕪ
ൌ ቀࡼ૛
൅૛ࡰࢆ
ࡳࡾ࡭ࢂ
ࡳࡾ࡭ࢂ
૚ （1）
૛ ቁ െ ቀࡼ૚
ࡳࡾ࡭ࢂ

ࡳࡾ࡭ࢂ

ここで，P 1 は取水源の圧力，VW 1 はポンプ入口

配管内の水の比容積，DZ1 は取水源からポンプ入口のエレベーション（EL）差，P 2 は移送先の圧力，
VW 2 はポンプ出口配管内の水の比容積，DZ2 はポン
プ入口から移送先までの EL 差，GRAV は重力加速
度を表す．
ࡼ

ࡼ

ࢂ ࡼ
ࢇ ࢏ െ ࢎࢌ࢏ െ᭷ຠ‫܁۾ۼ‬۶ൌ ࢇൌ൅ࡼࢆ
᭷ຠ‫܁۾ۼ‬۶൅ ࢆ࢏ െ ࢎࢌ࢏࣋ࢍെ ࢂ
࣋ࢍ

࣋ࢍ

࣋ࢍ

ZSPA
設定パラメータなし（ZSPAをDZ2として使用）（2）

ここで，Pa は取水源の圧力，Zi はポンプ入口から(1)
図 1 MAAP4 におけるモデルの概要（1）

図１

MAAP4 におけるモデルの概要

3. 格
 納容器スプレイ時の
ポンプのモデル化

3.1 モ デル化の手順
本研究における格納容器スプレイ時のポンプのMAAP へのモデル化は以下の手順で行う．

水までの高さ，Pv はポンプ入口の水の蒸気圧，hfi はポンプ入口までの摩擦損失，ρg は水の密度と重力加速度の積を表す．
式（1）では圧力損失の項がなく，式
（2）
ではポンプ

① モ
 デル化するポンプのポンプ成績表等から，ポ，全揚程［m］，
ンプ特性（吐出し流量［m3/s］
必要 NPSH［m］）を読み取る．

入口までの摩擦損失（hfi）を０と仮定している．つ② ポ
 ンプの吸込み口中心のエレベーション，及びまり，MAAP4 では，圧力損失が考慮されていない

スプレイヘッダを含む格納容器上部区画床面のため，流量を過大評価してしまう恐れがある．より

エレベーションを調査し，そのエレベーション

現実的な設定を行うためには，ポンプ揚程を圧力損
失分だけ低く，必要 NPSH は圧力損失分だけ高く設定する必要がある．

2.2 格
 納容器スプレイモデルへの反映
MAAP4 では，上述したように式（1）からポンプを隔てた取水源と移送先の水頭差が計算され，計算結果と QH カーブの設定データの対応からポンプ流量が決定される（1）．
し か し な が ら，MAAP4 で は DZ2 を 定 義 で き る差を求める．
③ 「2.2

格納容器スプレイモデルへの反映」で説
明 し た よ う に，MAAP4 で は ZSPA が DZ2 と して用いられていることに対応するため，全揚程から②のエレベーション差を差し引いて設定する．
④ ポ
 ンプによる格納容器スプレイ時の機器圧損と配管及び弁類圧損を求める．

㸰⑤
実
 際の圧力損失は通水流量に応じて変動するこ
඲ᥭ⛬
ൌ ඲ᥭ⛬
െ ᥭ⛬ホ౯್ൈ ൈ ௵ពὶ㔞
㸰
඲ᥭ⛬
ൌ ඲ᥭ⛬
െ ᥭ⛬ホ౯್
ᅽᦆ⪃៖๓
௵ពὶ㔞

㸰

ᅽᦆ⪃៖๓

㸰
ホ౯ὶ㔞
ホ౯ὶ㔞
とになるため，評価流量に対する圧力損失の評

価値が１点しかない場合，圧力損失が流量の２

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-4乗に比例すると仮定して式（3）でポンプデータの設定に必要な任意の設定点の流量における

表１

317

恒設代替低圧注水ポンプのポンプ特性
3

流量［m /h］

全揚程［m］

必要 NPSH［m］

圧力損失を算出し（右辺第２項），ポンプの全0200

5

揚程からその圧損分の揚程を差し引いて設定

100

170

5

する．

120

160

7

㸰

௵ពὶ㔞

඲ᥭ⛬ ൌ ඲ᥭ⛬ᅽᦆ⪃៖๓ െ ᥭ⛬ホ౯್ ൈ
㸰（3）
௵ពὶ㔞㸰
඲ᥭ⛬ ൌ ඲ᥭ⛬ᅽᦆ⪃៖๓ െ ᥭ⛬ホ౯್ ൈ ホ౯ὶ㔞 㸰

140

155

8

160

150

10

ホ౯ὶ㔞

⑥ ポ
 ンプ通水時の取水源からポンプ吸込口までのベーションが 10 m である．一方，MAAP プラ
ントモデルでスプレイヘッダを含む格納容器上

配管圧損合計を求める．
⑦ 実
 際の圧力損失は通水流量に応じて変動するこ部区画床面のエレベーションは 25 m に設定さとになるため，評価流量に対する圧力損失の評れており，それらのエレベーション差は 15 m

価値が１点しかない場合，圧力損失が流量の２であった．

乗に比例すると仮定して式（2）でポンプデータ③ MAAP4 のスプレイモデルを実機計算と整合さの設定に必要な任意の設定点の流量における圧せるために，全揚程から 15 m を差し引いて設力損失を算出し（右辺第２項），ポンプの必要定した（表２参照）．

NPSH にこの圧損分を加えてポンプデータとして設定する．

㸰௵ពὶ㔞‫܁۾ۼ‬۶ ൌ ‫܁۾ۼ‬۶ᅽᦆ⪃៖๓ ൅ ‫܁۾ۼ‬۶ホ౯್ ൈ㸰௵ពὶ㔞㸰‫܁۾ۼ‬۶ ൌ ‫܁۾ۼ‬۶ᅽᦆ⪃៖๓ ൅ ‫܁۾ۼ‬۶ホ౯್ ൈ ホ౯ὶ㔞 㸰（4）
ホ౯ὶ㔞

3.2 恒
 設代替低圧注水ポンプのモデル化

表２

MAAP4 のスプレイモデルを考慮したポンプ特性

流量［m3/h］

全揚程［m］

必要 NPSH［m］

0

185

5

100

155

5

120

145

7

140

140

8

160

135

10

以下，恒設代替低圧注水ポンプのモデル化について説明する．但し，本論のポンプ特性，機器のエレ④ 恒
 設代替低圧注水ポンプによる格納容器スプレ

ベーション，圧力損失，及び解析結果は仮の値とイ時の機器圧損と配管及び弁類圧損の合計は，する．

50 m であった（表３参照）．この時の評価対象の流量は 100 m3/h であった．

① ポ
 ンプ成績表（図２参照）からポンプ特性（吐，全揚程［m］，
必要 NPSH［m］）
出し流量［m3/h］

表３

格納容器スプレイ時の圧力損失を読み取った結果，表１に示す値であった．

項目

必要揚程［m］② 恒 設代替低圧注水ポンプの吸込み口中心のエレ

機器圧損

10

配管及び弁類圧損

40

合計

50

揚
程
/
必
要
N
P
S
H

揚程

⑤ ④
 の評価対象の流量は１点であったため，
式（3）を用いて必要な任意の設定点の流量における圧力損失を算出し，全揚程から差し引いて，表４

(

となった．

ｍ

)
必要
NPSH

⑥ 図
 面などを調査した結果，ポンプの流量が 120
m3/h 通水時に，取水源からポンプ吸込口までの配管圧損合計は 5 m であった．

容量（ｍ3/ｈ/個）

図 2 ポンプ成績表
図２

ポンプ成績表INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-4

318

表４

全揚程に圧力損失を考慮したポンプ特性示す．図３に示すように，制御フラグで恒設代替低3

圧注水ポンプによる格納容器スプレイの起動・停止

流量［m /h］

全揚程［m］

必要 NPSH［m］

0

185

5

100

105

5

120

73

7

140

42

8

160

7

10

が意図した通りに切り替えられている．

5. ま
 とめ
本論では，発電所緊急安全対策ならびにシビアア
クシデント対策他として導入された，恒設代替低圧⑦ ⑥
 の評価対象の流量は１点であったため，式（4）注水ポンプによる格納容器スプレイを MAAP4 に組を用いて必要な任意の設定点の流量における圧み込み動作確認を実施した．その際，以下の点を踏力損失を算出し，ポンプ単体の必要 NPSH に圧

まえてモデル化を行った結果，制御フラグでスプレ損分を加え，表５のように設定した．

イの起動・停止が意図した通りに切り替えられてい表５

必要 NPSH に圧力損失を考慮したポンプ特性

流量［m3/h］

全揚程［m］

必要 NPSH［m］

0

185

5

100

105

8.5

120

73

12

140

42

17.8

160

7

22.8

ることが確認できた．
・ 恒 設代替低圧注水ポンプによる格納容器スプ
レイ時の圧力損失を考慮した．
・ MAAP4 では格納容器（CV）上部区画の床面からスプレイヘッダまでの高さを表すパラ
メータ ZSPA が DZ2 として用いられている．そのため，実際のポンプ設置位置から移送先までの高さと ZSPA の設定値との差を，ポンプ

4. 動
 作確認

の揚程を変更することで考慮した．

モデル化した恒設代替低圧注水ポンプによる格納

なお，本研究で組み込まれたモデルについては，

容器スプレイが意図した通りに動作するか確認を

関西電力
（株）
原子力防災訓練時のプラント事象進展行った．

シナリオ解析に活用する（3）とともに，原子力緊急事故シナリオは，大破断 LOCA（10 インチ）発時においては事象の推移を予測する事象進展解析に

生 + 非常用炉心冷却装置（ECCS）注入失敗 + 格納

用いることとなる．今後もその解析結果を踏まえて

容器スプレイ不作動とし，事象発生７時間後に恒設

様々な知見を蓄積するとともに，新たな設備が導入

代替低圧注水ポンプによる格納容器スプレイを開始された場合にはその反映を行い，更なる MAAP 解

し，10 時間後に停止するように設定した．

析基盤の充実を図る予定である．

図３に格納容器スプレイ流量と圧力の解析結果を

流量
圧力

謝
 辞

格納容器圧力(kPa-Gage)

格納容器スプレイ流量(m3/h)

本研究にあたり，関西電力（株）池田浩之氏には資

7
時間(hour)10

図3 格納容器スプレイ流量と圧力
図３
格納容器スプレイ流量と圧力

5. まとめ
本論では，発電所緊急安全対策ならびにシビアアクシデ
ント対策他として導入された，恒設代替低圧注水ポンプに料収集，及び開示にご協力いただいた．ここに厚く感謝します．

INSS JOURNAL Vol . 27 2020 C-4

文 献（1） Electric Power Research Institute, MAAP4Users Manual.
（2） 東海第二発電所，付録 27 計算機プログラム…
（解析コード）の概要・MAPP, 工事計画審査資料，（2018）．
（3） 川 崎 郁 夫， 高 木 俊 弥， 尾 上 彰， 池 田 浩 之，
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，日本原子力学会 2019 年秋の大会 ,（2019）．

319

INSS JOURNAL Vol. 27 2020

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。

● 原子力発電所における安全文化の自己評価の方策検討

情報収集のための質問紙の試作● 温暖化対策として原子力発電の受容が高まらない要因● 原子力発電所の安全対策に対する人々の受け止め● エネルギー問題に関する中間層の受け止めとペルソナの提案● T 字配管合流部における熱応力変動の数値シミュレーション● 原子炉容器鋼中の溶質原子クラスタ形成に対する Mn の影響● 実機ステンレス鋼溶接金属のフェライト相とオーステナイト相のミクロ組織と引張特性…
● PWR1 次系模擬水中における TT690 合金冷間加工材の SCC 発生評価（第２報）- 変形を許容した高応力条件下での亀裂発生挙動 ● 照射ステンレス鋼の粒界酸化挙動● SUS630 の高温水中 SCC 挙動に及ぼす長時間熱時効の影響● エルボ管テーパ部の軸方向欠陥に対する超音波探傷試験条件の検討（第２報）● 米国原子力発電所の火災防護検査における指摘事項の傾向分析● 瓦礫等による放射線源の評価手法を反映した線量評価システムの高度化● 潜在リスク気付き支援研修の試行と展望● 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● 変圧器巡視点検における技能の把握の試み－（5）たいかん訓練ガイドブックの作成－－熟練者と若手の注視行動の比較を通じて－● エネルギー・環境問題の視点を取り入れた授業実践事例について…
（2019 年度エネルギー環境教育関西ワークショップ報告）● 使用済燃料ピットの水温および水位の簡易評価ツール - Pit Calculator - の改良（その２）● MAAP における福島第一原子力発電所事故を踏まえた発電所安全対策設備のモデル化

編

集

委

員

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橋本

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2020 年 10 月発行Ⓒ 2020 Institute of Nuclear
Safety System ,Incorporated─  禁無断転載  ─編

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