ISSN 1 3 40-4482

Vo l . 29 2022

目

次

巻
F‑1

頭

言

三つの技術開発… ……………………………………………………………… 茅

陽一…

1

美穂

ほか…

2

… …………………………………………… 福井

宏和…

28

論

文

社会システム研究所
SR‑1…原因分析手法 ATOP の概要と実践… …………………………………… 高城

SR‑2

SR‑3

組織における情報伝達と上司への信頼との関係についてリソースと安全文化の関係性に関する考察… ……………………………………………… 河合

SR‑4

司…

39

智博…

49

電力需要家の変化の探索：コロナ禍での生活の変化にかかわる自由記述… …………………………………………… 藤田

SR‑6

34

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

SR‑5

学…

…エネルギー問題におけるリスク・コミュニケーション…

…

——…共に考える姿勢が示されることの意味（予備調査）——… …………………………………………… 夛田
SR‑7

幹宏…

…エネルギー問題におけるリスク・コミュニケーション…

58…

——…情報の両面提示の明示の差異（予備調査）——… …………………………………………… 夛田
SR‑8

幹宏…

69

ほか…

79

中間貯蔵施設の受け止めにかかるインタビュー調査… ……………………………………… 後藤学

技術システム研究所
NT‑1…地震荷重に対する疲労損傷評価における塑性ひずみの影響…

…

（Ke 係数に代わる Ks 係数の提案）… …………………………………………… 釡谷
NT‑2

昌幸…

…地震荷重下の配管に対する疲労評価手法の提案…

89…

（有効ひずみ範囲を用いた荷重履歴効果の考慮）… …………………………………… 三好
NT‑3

104

克彦

ほか…

120

仁志

ほか…

130

直接接触高調波法による応力腐食割れの可視化… …………………………………… 石田

NT‑5

ほか…

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

NT‑4

弘二

…ステンレス鋼溶接金属の酸素を含む高温水中の SCC 進展挙動…

…

- 熱時効，温度，水質の影響 … …………………………………… 山田
NT‑6

卓陽

ほか…

139

…P WR１次系模擬水中におけるTT690 合金冷間加工材の SCC 発生評価（第 3 報）…
- キャビティ生成処理後の亀裂発生挙動 … ……………………………………… 大厩󠄃󠄃󠄃󠄃󠄃󠄃かNT‑7

照射ステンレス鋼の粒界偏析の TEM-EDS 分析における k 因子の検討… …………………………………… 三浦

NT‑8

149

照光

ほか…

…PWR１次系模擬水中におけるステライト材の腐食挙動に及ぼす…

159…

溶存水素濃度と温度の影響… …………………………………… 笹岡
NT‑9

孝裕

ほか…

…米国原子力発電所の異常事象報告書（LER）に関する…

172…

テキストマイニングによるデータ分析の試行… …………………………………… 新崎

雅志

ほか…

183

道雄

ほか…

187

浩二

ほか…

197

NT‑10 …ロッドバンドルにおける気液対向流での流動特性… …………………………………… 村瀬
NT‑11 …シビアアクシデント時の炉心燃料の被覆管温度挙動… …………………………………… 西田NT‑12 …鉛直管内での落下液膜に対する壁面摩擦係数相関式の検証… …………………………………… 高木

俊弥

ほか…

205

NT‑13 …統計的安全評価における代替統計モデルの適用…

…

（Stan による不確かさ解析のベイズ推定）… …………………………………………… 木下

郁男…

217

NT‑14 …2021 年度…関西電力美浜発電所原子力防災訓練のプラント事象進展シナリオ解析… …………………………………… 川崎

資
R‑1

郁夫

ほか…

229

料

…新型コロナ感染症流行下でのテレワークの実態に関する調査動向（2）…

…

——…テレワークからハイブリッドワークへ…——… ……………………………………… 後藤
R‑2

学

ほか…

236

和佳

ほか…

247

… …………………………………………… 大磯

眞一…

260

テレワークでの課題は改善されたのか？
… …………………………………… 濵野

R‑3

R‑4

…福島第一発電所事故後の原子力発電に対する海外世論の動向（5）

学校現場におけるエネルギー環境教育の実践に関するアンケート調査の結果… ………………………………… 西野

R‑5

ほか…

265

… ………………………………………… 高木 利恵子…

273

原子力業界におけるジェンダーバランスへの挑戦

解
C‑1

加奈江

説

RELAP の開発状況… ………………………………… 楠木

C‑2

貴世志

276

慶在

ほか…

287

耕司

ほか…

299

実機取替材を活用した炭素鋼の長期供用影響の確認への取組み… …………………………………… 金島

C‑3

ほか…

軽水炉炉内構造物用ステンレス鋼の中性子照射データの整備… …………………………………… 福谷

CONTENTS

Foreword
F‑1

Three…technological…developments………………………………………………………………………………………Youichi…Kaya…

1

ArticlesInstitute of Social Research
SR‑1

Overview…and…application…of…the…causal…analysis…method…“ATOP”……………………………………………………………………………… Miho…Takagi…et…al.…
SR‑2

2

The…Relationship…between…Information…Transmission…in…Organizations……

and…Trust…in…Superiors……………………………………………………………………………………Hirokazu…Fukui…
SR‑3

28

A…Discussion…of…the…Relationship…Between…Resources…and…Safety…Culture…………………………………………………………………………………… Manabu…Kawai…

34

SR‑4… The…Effect…of…Safety…Climate…on…the…Number…of…Accidents…at…Nuclear…Power…Plants:……
Analysis…with…Generalized…Linear…Mixed…Model……………………………………………………………………………… Tsukasa…Teraguchi…
SR‑5

39

An…Exploration…for…Changes…in…Electricity…Consumers:……

Free-response…statements…regarding…Lifestyle…Changes…during…the…Covid-19…Pandemic………………………………………………………………………………… Tomohiro…Fujita…

49

SR‑6… Risk…communication…in…energy…issues…
——…What…it…means…to…show…a…willingness…to…thinking…together（Preliminary…survey）——…………………………………………………………………………………… Mikihiro…Tada…
SR‑7

58

Risk…communication…in…energy…issues…

——…The…difference…of…explicitly…presenting…two-sided…messages（Preliminary…sutdy）——…………………………………………………………………………………… Mikihiro…Tada…
SR‑8

69

Interview…survey…on…perception…of…people…towards…information……

about…interim…storage…facilities…for…spent…nuclear…fuel……………………………………………………………………………… Manabu…Goto…et…al.…

79

Institute of Nuclear Technology
NT‑1

Influence…of…Plastic…Strain…on…Fatigue…Damage…Assessment…for…Seismic…Load……………………………………………………………………………… Masayuki…Kamaya…
NT‑2

89

Proposal…of…fatigue…assessment…method…for…piping…under…seismic…loading…

（About…the…use…of…effective…strain…range…for…loading…sequence…effect）……………………………………………………………………………… Koji…Miyoshi…et…al.…
NT‑3

Effect…of…Ni…on…Solute…Atom…Clustering…in…Reactor…Vessel…Steels…………………………………………………………………………… Katsuhiko…Fujii…et…al.…
NT‑4

104

120

Higher…harmonic…imaging…of…stress…corrosion…cracking……

using…a…direct…contact…technique……………………………………………………………………………… Hitoshi…Ishida…et…al.…
NT‑5

130

SCC…Growth…Behavior…of…Stainless…Steel…Weld…Metals…in…Oxygenated…High-

Temperature…Water…-Influence…of…Thermal…Aging,…Temperature…and…Water…Chemistry…………………………………………………………………………… Takuyo…Yamada…et…al.…
NT‑6

139

SCC…initiation…in…cold…worked…Alloy…690TT…under…simulated…PWR…primary…water……

（3rd…report）-Crack…initiation…of…cavity…induced…specimens…prior…to…SCC…initiation…test……………………………………………………………………………… Toru…Oumaya…et…al.…
NT‑7

149

An…examination…of…k-factor…in…TEM-EDS…analysis…for…grain…boundary…segregation……

in…neutron-irradiated…stainless…steels………………………………………………………………………… Terumitsu…Miura…et…al.…
NT‑8

159

Influences…of…dissolved…hydrogen…and…temperature…on…corrosion…behavior…of…

Stellite…Alloy…in…a…simulated…PWR…primary…water…condition………………………………………………………………………… Takahiro…Sasaoka…et…al.…
NT‑9

A…trial…analysis…of…license…event…reports…（LERs）…of……

172…

U.S.…nuclear…power…plants…by…text…mining………………………………………………………………………… Masashi…Shinzaki…et…al.…

183

NT‑10 Flow…characteristics…in…a…rod…bundle…under…gas-liquid……
counter-current…flows…………………………………………………………………………… Michio…Murase…et…al.…

187

NT‑11 Fuel…cladding…temperature…behavior…in…a…reactor…core…during…severe…accident………………………………………………………………………………… Koji…Nishida…et…al.…

197

NT‑12 Verification…on…correlation…of…wall…friction…factor…for…falling…liquid…film…in…vertical…pipes…………………………………………………………………………… Toshiya…Takaki…et…al.…

205

NT‑13 Application…of…surrogate…models…for…statistical…safety…evaluation……
（Bayesian…modeling…and…inference…for…uncertainty…analysis…using…Stan）…………………………………………………………………………………… Ikuo…Kinoshita…

217

NT‑14 Plant…incident…progress…scenario…analysis…for…Mihama…nuclear…emergency…exercise…of…
Kansai…Electric…Power…Co.,…Inc.…2021…………………………………………………………………………… Ikuo…Kawasaki…et…al.…

229

Reference
R‑1

Trends…in…Surveys…about…Home…Teleworking…During…the…COVID-19…Pandemic……

in…Japan（2）——…From…Teleworking…to…Hybrid…Workin…——……………………………………………………………………………… Manabu…Goto…et…al.…
R‑2Have…the…problems…of…teleworking…been…overcome?

………………………………………………………………………………Waka…Hamano…et…al.…
R‑3

236

247

Trends…in…Public…Opinion…Concerning…Nuclear…Power…Generation……

in…the…United…States…and…Europe…after…the…Fukushima…Daiichi…Power…Plant…Accident（5）……………………………………………………………………………………… Shinichi…Oiso…
R‑4

260

Results…of…the…questionnaire…survey…on…practice…of…energy……

and…environmental…education…at…school…site……………………………………………………………………………… Kanae…Nishino…et…al.…
R‑5

265

Challenges…toward…Gender…Balance…in…the…Nuclear…Industry……………………………………………………………………………………… Rieko…Takaki…

273

Commentary
C‑1

The…development…status…of…RELAP……………………………………………………………………… Takayoshi…Kusunoki…et…al.…
C‑2

276

Efforts…to…investigate…long-term…aging…effect…utilizing…a…harvested……

carbon…steel…material…from…a…replaced…component……………………………………………………………………… Yoshiari…Kaneshima…et…al.…
C‑3

287

Database…on…irradiation…effects…of…stainless…steels…in…light…water…reactors…………………………………………………………………………………Koji…Fukuya…et…al.…

299

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 F-1

1━━ 巻頭言 ━━三つの技術開発
Threetechnologicaldevelopments
茅陽一（YouichiKaya）＊1

今更いうまでもないことだが，世界が直面する最大の地球環境問題は温暖化であり，それを抑制
して地球表面温度を一定にするためには温室効果
ガス，特にその中心である CO2 の排出を出来るだ
け早くゼロに抑えなくてはならない．国連傘下の温暖化問題の科学者連合である IPCC がそのための特別報告を発表しているが，それには地球表面温度の上昇を産業革命以後 1.5℃以内に抑えるためのシナリオが世界モデルを使って描かれている．それをみると CO2 のネットの排出が 2050 年までにゼロとする必要が示されており，そのために，世界の多くの国が 2050 年カーボンニュートラル，即ちCO2 のネットの排出を 2050 年までにゼロとすることを宣言した．我が国も，菅内閣時代の 2020 年秋にこの宣言を行っている．
だが，化石燃料を消費するとそれが石炭であれ，石油ないし天然ガスであれ否応なしに CO2 を排出すること，そしてその化石燃料が世界エネルギー源の大部分を占めることを考えればこれは容易ならない目標である．我が国の場合化石燃料の比率
は一次エネルギーの殆んど 90％を占めるから 2050
年カーボンニュートラル宣言は，30 年先の目標といっても大変な目標を掲げたと思えるのだが，具体的にそれをどのようにして実現するのか．そのシナリオを政府はまだ殆んど示していない．
そこで，筆者は最低限以下の３つの技術の実現を主張したい．第一は洋上風力の推進である．日
本は周辺を海に囲まれ，陸地の狭小さを考えればコストが多少高くとも海を利用する技術をもっと開発すべきである．日本で現在存在する洋上発電はまだ僅か 2 万 kW 程度に過ぎないが，日本風力発電協会の 2050 年目標は３,700 万 kW と大変大きなもので，これだけあれば日本の現在の総電力量の１割を超える．洋上発電の設置にあたっては，＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所 最高顧問会議議長
（公財）地球環境産業技術研究機構（RITE） 顧問
東京大学名誉教授

もちろん沖合の海底深度が一定値以下であることは条件だが，着床式に限らず浮体式も考慮に入れてもっと需要地の関東関西ないし北九州に近い地点の開発に積極的に努力してよいのではないか．
第二は，CO2 の回収貯留，いわゆる CCS 技術の導入拡大である．日本の場合多くの火力発電設備
は海岸に作られることが多いが，それならそこで回収する CO2 は容易に海底に導ける．我が国では苫小牧沖ですでに 30 万トンの CO2 海底貯留を実施しており，技術的問題は殆んどなくなっているのではないか．ただ問題はコストで，CO2 の処理費は現在トン CO2 あたり数千円から２〜３万円と幅広
くいわれており，これを石炭火力の発生する CO2
が 1kWh あ た り 0.9 キ ロ グ ラ ム 程 度 で あ る こ と を考慮すると，石炭火力での CO2 処理コストは数円〜 30 円 /kWh 程度ということになる．一方日本の経産省によれば従来の石炭火力の発電コストは 13〜 23 円 /kWh なのでこの CO2 コスト負担は大きいが，何とか今後の技術進歩で電力価格を２〜３割増す程度で済ませられないものか．大きな努力が必要だ．
第三は，第二の技術を更に積極的に進めたネガ
テイブエミッション技術（NET）の開発である．
すなわち，ここで考える技術は大気から直接 CO2を回収する DAC と呼ばれる技術である．この場合，
大気中 CO2 濃度は 400ppm と火力発電排煙にくらべ
CO2 濃度が大幅に低いので CO2 回収コストがどうしてもかなり高くなる．これを如何にクリアするかが今後の大きな技術的課題だろう．しかし，たと
えばバイクの燃料のように現在の化石燃料を簡単に電力等に代替できない部門が今後もかなり残ることを考えれば NET はカーボンニュートラルに必須の技術であり，今後の発展を期待したい．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-1

2

原因分析手法 ATOP の概要と実践
Overviewandapplicationofthecausalanalysismethod“ATOP”
高城

美穂（MihoTakagi）＊1

前田典幸（NoriyukiMaeda）＊2

要約
事故・トラブルの原因分析手法として，ヒューマンファクターの観点と，組織要因の抽出に着目した分析手法「ATOP」が開発されている．本手法の特徴の１点目は，事故・トラブル
といった事象を引き起こした人間の行動（エラー）は，当事者の「内部要因（認知・判断・行動）」と，当事者を取り巻いていた「外部要因（環境や状況，仕事の仕組みといった要因）」が重なって起こるものと捉えて要因分析を行う点である．その際，後知恵バイアスに影響を受けないよう，
当時の当事者の視点で事象を理解するとともに，当事者が置かれていた状況を客観的に理解することを重視する．それにより，事象の発生プロセスや要因が正確に理解できると期待できる． 
２点目は，組織要因を “ 日常的に存在する組織の脆弱性（問題）” と捉える点である．組織要因の分析では，分析のきっかけとなった事象の背景として，日常業務がどのように行われているかについての情報を広く集め，そこから組織要因を抽出する．すなわち組織要因分析は，発生した事
象をきっかけとして，日常業務の中に潜在する問題を見つけ，改善するものと言える．

ATOP の分析の考え方を，重大な事象だけでなく，日常の些細なエラー事象やヒヤリハットにも活用することにより，事象の直接的な要因の背後には，組織的な問題が潜んでいることへの理解が進むと思われる．それにより，事象の再発防止はもとより，現場の継続的な安全の向上，リス
クの特定や分析・評価，更には安全文化（安全に寄与する組織文化）の醸成にも役立てられると考えられる．
キーワード

原因分析，ヒューマンエラー，ヒューマンファクター，組織要因，リスク，安全文化

AbstractAs a method for analyzing the causes of accidents and problems, the analysis
method “ATOP” has been developed, and it focuses on the role of human factors and theextractionoforganizationalfactors.Themethodhastwocharacteristics:Thefirstcharacteristic
isthathumanbehavior（error）thatcausedtheaccidentorproblemisanalyzedasacombination
of “internal factors（cognition, judgment, and behavior）” and “external factors（factors such as
environment, situation, and work system）” surrounding the person involved. To avoid being
influencedbythe“hindsightbias”,theemphasisisonunderstandingeventsfromtheviewpointoftheparsoninvolvedatthetime,andonobjectivelyunderstandingthesituationinwhichhe
wasplaced.Thisisexpectedtoprovideanaccurateunderstandingoftheprocessesandfactors
involvedintheoccurrenceofanevent.
Thesecondcharacteristicisthatinthismethod,organizationalfactorsareviewedas“organizational
vulnerabilities（problems）thatexistindailyoperations”.Intheanalysisoforganizationalfactors,
awiderangeofinformationon“usualworkpractices”iscollectedasbackgroundfortheeventthat triggered the cause analysis, from which organizational factors are extracted. In otherwords,organizationalfactoranalysiscanbesaidtobeawaytofindandimprovelatentproblemsindailyoperationstriggeredbyeventsthathaveoccurred.
ByapplyingtheconceptofATOPanalysisnotonlytomajorevents,butalsotominorerroreventsand near-misses in daily operations, it is expected that the understanding that organizational
problemsliebehindtheimmediatecausesofeventswillbeenhanced.Thiswillhelptopreventthe recurrence of events, as well as to continuously improve safety at work sites, identify,
analyze,andevaluaterisks,andfosterasafetyculture（anorganizationalculturethatcontributes
tosafety）.
Keywords

causeanalysis,humanerror,humanfactors,organizationalfactors,risk,cultureforsafety＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所 社会システム研究所＊ 2 元（株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所

現（公財）大原記念労働科学研究所

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-1

1. は
 じめに

3

析できることを目指した手法である．ヒューマンファクターに関する専門的な知識が分析フォーマッ発生した事故やトラブルの原因分析を行うこと

トに可能な限り落とし込まれており，定式化されたは，事故の再発防止や，類似事象の未然防止のため

フォールト・ツリー図（FaultTree）と呼ばれる樹に重要である．これまで多くの事故を経験し，再発

状ダイヤグラムに従って，発生したヒューマンエ

防止のための知見が蓄積されることによって，事故

ラーの要因が抽出される（作田，2004）．

を防止し，安全を更に向上させるために考慮すべき

曽根・前田（2009），前田・曽根（2010）は「人間…

ことの範囲は，技術的な要因から人的な要因（ヒュー

エラー発生 FT 図」法を基に，組織要因を分析する

マンファクター），組織的な要因へと拡大してき機能を強化するなどの見直しを行い，ATOP を開た．国際原子力機関（IAEA: International Atomic

発した．開発にあたっては，実事例を用いた ATOP

Energy Agency）は，適切な安全対策を策定し，の試運用と実務者の意見聴取により，分析手法とし強固な安全文化を醸成するために不可欠なものとしての有効性や，利便性の検証が行われている．ただて，安全のためのリーダーシップ（Leadership… for…

し，組織要因の分析については，分析のための基本

Safety），安全のためのマネジメント（Management…

的な枠組みは提示されているものの，詳細な手順

for… Safety），統合されたマネジメントシステム

については十分に示されていない．そこで本稿は，（Integrated…Management…System）とともに，技術…

組織要因の分析方法について詳述するとともに，改的，人的および組織的な要因間の相互作用を適切にめて，ATOP が依拠する分析の考え方と，分析手考慮して，システムを全体として理解し，取り扱う順の全体を整理する．

アプローチ（Systemic…Approach）を指摘している

なお，ATOP は，人的要因（ヒューマンファク（IAEA,…2016）．これを踏まえ，
原子力規制委員会は，

ター）や組織要因の観点から分析を行う手法である

原因分析において「技術的，人的および組織的要因

ため，物理的な故障や経年劣化といった，いわゆる並びにこれらの間の相互作用を考慮すること」の重事象発生に係る技術的な検討は，ATOP による分要性を強調している（原子力規制委員会，2019）．

析とは別に実施される必要がある．ただし，機器配こうした安全に関する問題の捉え方，すなわち，置や機器の扱いにくさ，表示の識別性など，人間の事故・トラブルをどのように理解し，どのような考行動に影響を与える技術的な要因は，ATOP によ

え方に基づいて要因の分析を行うかという考え方

る分析の対象となる．

は，事象の規模に関わらず共通のものであり，重大な事象にも日常のヒヤリハットの事象にも同様に適用することで，効果的な事象の再発防止，未然防止（リスクマネジメント）に繋げることができる．

2.

A TOP の概要
人的要因（ヒューマンファクター）や組織要因

原子力分野では，人的要因や組織的な要因を考の観点からの原因分析（以下，「原因分析」という）慮した様々な原因分析手法が開発，活用されておは，ハードウェアのような技術的な原因究明とは異り（弘津ほか，2006;古濱ほか，2007），原因分析手なり，“ 唯一の正解の分析結果 ” があって，それを法 ATOP（Analysis……Tool…for……Organizational…and……

見つけ出すというものではない．原因分析は，調査

direct… causes… of… … Problems） もそ の 一 つ で あ る．

した事実に基づき，分析者（以下，分析をチームで

ATOPは，米国原子力発電運転協会（INPO：Institute……

行う場合も含めて「分析者」という）の知識と考え

of… Nuclear… Power… Operations） の「 ヒ ュ ー マ ン

方に依拠して，事象の要因を探求するものである．

パ フ ォ ー マ ン ス 評 価 シ ス テ ム（HPES：Human…

そのため，例えば分析者が，事故の原因はエラーのPerformance… Enhancement… System）」を基に関西…

当事者にあると考えていれば，当事者の要因ばかり

電 力（ 株 ） が 開 発 し た，
「 人 間 エ ラ ー 発 生 FT 図が抽出され，分析結果は当事者の責任を追及するも（肥田ほか，1994）」法を基に開発されたものであのとなるであろうし，あるいは，分析者が人間と機る．
「人間エラー発生 FT 図」法は，事象発生のきっ

器・設備の相互関係に強い関心を向ければ，抽出さかけとなったヒューマンエラーについて，ヒューマれる要因はマンマシンインターフェースの要因に偏ンファクターに関する専門的な知識をできるだけ必り，職場の人間関係に目を向ければ人間関係の要因

要とせずに，その組織（原子力発電所）の職員が分に偏ると思われる．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-14

このように，原因分析には，端的に言えば “ 分析に探求する．この分析では，要因間には厳密な因果者が探しにいったものが見つかる ” という側面があ関係ではなく緩やかな因果関係を想定しており，要る．そのため，原因分析においては “ どのような考因は相互に複雑に関わり合い，その関係性は直線でえ方で，何を探しに行くか ” が重要であり，ATOP

繋ぐことができるほど単純なものではないことを前はそれを分析手順や分析フォーマットによって支援提としている．なお，組織要因は “ 事象発生の背景するものである．ただし，原因分析に必要な知識やとして日常的に存在（潜在）していた組織の脆弱性 ”

考え方の全てを分析手順等に組み込むことは不可能と位置づけられるため，分析のきっかけとなったであるため，分析を適切に行うためには，分析手

一件の事象だけを基に特定することは難しく，その法の理解に加えて，技術（仕事のやり方等を含む），

組織の日常的な仕事の行われ方を合わせて把握し，ヒューマンファクターや組織マネジメント，さらに分析する必要がある．詳細は「2.3… 組織要因（日常は組織文化等についての知識や考え方の習得が重要的に存在（潜在）する組織の脆弱性）の分析（分析

となる．

シート２）
」に示す．

以下では，ATOP の特徴となる考え方や分析手順を述べる．

2.1 要
 因間の相互関係の想定
一般に原因分析では「なぜなぜ分析」がよく用いられる．この方法は分析対象の事象の原因を「なぜ」

このように ATOP は，二種類の分析シートを組み合わせることで，事象の要因を，事象発生に直接的に影響を与えた要因と，その背景として存在（潜在）していた組織要因に整理して分析する．シートが分けられていることにより，分析しやすく，また分析者以外の関係者にとっても分析結果が理解しやすいと思われる．

と問いかけ，
推定された原因に対してさらに「なぜ」なお，事故モデルには，大別して，事象の連鎖モと繰り返し問いかけて，背景にある要因を探求して

デル，疫学的モデル，相発的モデルの三つのモデルゆくものである．

があり，このうち事象の連鎖モデルは，因果関係がなぜなぜ分析は，事象の要因間に因果関係が存在その本質であって，事故発生直前の要因間に強い因することを前提としている．しかし，分析対象の事

果関係が想定できる経緯を説明するのに適している

象から，事象の要因の因果を遡るほど，一般に，要とされる．一方，事象の背後にある組織要因のよう

因間の因果関係を明確に指摘することは難しくななものは，要因間の因果関係が明確ではなかったり，る．発生した事象とそれに直接関わる要因の間には要因間に複雑な相互関係が想定されたりするため，かなり明確な強い因果関係が認められることが多い

事象の連鎖モデルではうまく扱えないことが指摘さが，因果関係を遡るにつれて，要因間の因果関係はれている（ホルナゲル，2006；デッカー，2010）．

明確な強いものとは言えなかったり，他の要因の影

ATOP はこうした指摘に照らしても無理がなく適響など複雑な条件の重なり合いによって状況が引き切なものと言える．

起こされていると考えられたりするなど，要因のつながりの多くは次第に弱いものになる．
これを踏まえ，ATOP の分析手順は「分析シート１（以下，「シート１」という）」と「分析シート2.2 事
 象の当事者および関係者の視点での分析（分析シート１）

２（以下，「シート２」という）」の二種類のシート

シート１では，分析のきっかけとなった事象がどの組み合わせによって構成されている．各シートはのように発生したかを分析する．その際，後知恵バ

図１，図２に後掲する．

イアスに影響されないよう，当時の当事者の視点でまず「シート１」では，分析のきっかけとなった事象がどのように発生したかを分析する．このシー

事象を理解するとともに，当事者が置かれていた状況を客観的にも理解する．

トでは，要因間に明確な因果関係を想定しており，

具体的には，事象発生に直接影響を与えた「人間発生した事象とそれに直接的に影響を与えた要因をの行動（エラー）」に着目し，事象の当事者や関分析する．

係者（以下では，関係者も含めて「当事者」とい次に「シート２」では，組織要因を分析することう）がなぜそのような行動をとったのかを分析すを目的に，「シート１」で分析した要因の背景を更る．ヒューマンファクターの考え方では，
エラーは，

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-1

5

人間と人間を取り巻く状況・環境・仕事の仕組みと事象の経緯やその時の状況に加えて，その組織のいった様々な要因との相互関係により引き起こされ“ いつもの仕事のやり方 ”，すなわち，日常業務がどると考えられる．従って，事象の再発防止・未然防のように行われているかについての情報が必要とな止の観点からは，事象発生を「当事者」の責任に帰る．例えば，事故・トラブルが発生した当該の作業するのではなく，「当事者」と「当事者を取り巻くは，従来はどのように行われていたのか，また当該要因」の影響関係を明らかにすることが求められる．

の作業に似た同種作業や，同じような業務を行う他

しかし原因分析では，しばしば「当事者に関するのチームではどうであるのか，作業に関わるルール

要因」と「当事者を取り巻く要因」とが個別に抽出や手順，管理方法・体制，また過去の不具合等の改されるのみでその影響関係が検討されず，時に，“ 当善活動，教育訓練の内容はどのようなものであるか，事者が本来やるべきことを実施しなかった ” というさらには組織や管理者が何を重視しているのか，職ような「当事者に関する要因」が，事象を引き起こ員に対してどのように指示・命令等をしているのかしたと捉えられてしまうことがあり，このような分など，関連すると思われる様々な情報を，発生した

析は好ましくない．

事象の情報と合わせて包括的に検討し，事象発生

そこで ATOP は，当事者に関する要因（これをに影響を与えたと思われる，“ 日常的に存在（潜在）「内部要因」という）と，当事者を取り巻く要因（こしていた組織の脆弱性（問題）” を考察することにれを「外部要因」という）とを明確に区別して抽出

よって，組織要因が抽出される．言い換えれば，組し，事象がどのように発生したかを “ 内部要因と外織要因の分析は，発生した事象をきっかけとして，

部要因の相互関係 ” によって表現する手法としてい日常的に存在する組織の問題を抽出することとも言る．内部要因には人間特性が関わるため，これに直える．

接対策を打つことは難しい．そのため事象の再発防

このように，組織要因分析（シート２）は，発生止・未然防止の観点からは，外部要因（当事者を取した事象の要因分析（シート１）とは分析の対象範

り巻く要因）に焦点を当てて対処することが重要と囲が異なり，より深く広いものとなっている．

なる．すなわち ATOP は，内部要因に影響を与え，好ましくない結果を生じさせた外部要因こそが，対処すべき事象の要因であることを明確に示す手法と2.4 A TOP による原因分析の論理性
これまでに述べたとおり，原因分析は調査した事

いえる．

2.3 組
 織要因
（日常的に存在
（潜在）
する組織
の脆弱性）
の分析
（分析シート２）実に基づきながら，分析者の知識と考え方に依拠して分析を行うものである．従って，把握した事実か
らどのような要因を抽出するか，要因間の関係をどのように考察し整理するかは，いわば分析者の推論

シート２では組織要因の分析を行う．

である．ただし推論ではあっても，心理学，人間工原因分析における組織要因の定義は必ずしも明確

学等の知見や社会通念に照らして，適正といえる範ではなく，組織要因は，事象の “ 個々の要因 ” との囲がある．原因分析の論理性は，いわゆる工学的な対比で理解することが適切と思われる．すなわち，意味での論理性とは異なり，その適正な範囲にあっある組織における様々な事象で見られる “ 個々のて，関係者のコンセンサスが得られるかどうかに要因 ” を統括したもの，あるいはそれらの “ 個々のよって成立すると言える．ATOP はこの考え方に要因 ” に共通する特徴や傾向を組織要因と呼ぶこと立脚した分析を行う．

は，およそ理解が得られるであろう．つまり組織要
因は，発生した事象の背景にあるとともに，発生した事象だけに関わるのではなく，組織に日常的に存3.

A TOP の分析手順

在し，様々な日常業務や人々の行動に対して影響を一般に原因分析は，およそ下記の（1）〜（4）の与えているものと言える．そこで ATOP では，組流れで行われる．ATOP においても同様の流れで織要因を “ 事象発生の背景として日常的に存在（潜ある．この流れに沿って，ATOP の分析手順を 3.1

在）していた組織の脆弱性 ” と位置付けている．

〜 3.4 に詳述する．また手法の理解のために，一つ従って，組織要因を分析するためには，発生したの事例を想定し，ATOP による分析例を示す．想INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-16

定事例の内容は，本稿の末尾に示した．
（1）事象の把握（情報収集）析の考え方を準用することができる．
（2）問題点の抽出事
 象に関わる情報を可能な限り収集し，事象を把握する（1）で整理した情報を基に，事象の経緯から読み

取ることのできる問題点を，シートの「問題点」の事
 象の流れや，事象に関係すると思われる問欄に記載する．その際，発生した事象も，それを直題点を整理する

接引き起こした人間の行動も問題であり，これも合（2）事象の整理（時系列表の作成）
（3）要因分析の実施



わせて「問題点」として記載する．

『表示灯確認』をしていない」「試料採取ラインから事
 象の背後にある要因を分析する（4）対策立案

表１では，例として，「弁操作時の基本である

抽
 出された要因に対して，対策を立案する

3.1 事
 象の把握（情報収集）の流水停止を確認していない」など５つを記載している
この段階では，いわば表層的な事実関係（何を実発生した事象を把握するために，何が起きたか，

施したのか，何が実施されなかったのか）を時間軸

事象の関係者は何を考えて，どのような行動をとっに沿って整理し，問題点を抽出しているに過ぎない．

たのか，作業の条件，組織・体制など，その事象にそのため，抽出される問題点は，例えば「管理者が関する情報を収集する．

立ち会っていない」など時系列に記された内容がまた，組織要因を分析するために，発生した事象

ルールに適うものであるか否かの単純な指摘であっに関する情報に加えて，その組織の日常業務がどのたり，あるいは，「この行動は問題だ」など分析者ように行われているかについての情報も収集する．

の考え方や価値観に影響された問題点であったりす

情報収集の代表的な方法は，現場調査，文書・記ることも多い．しかしこの時点では，思いついた問

録の調査，事象の関係者へのインタビュー等がある．

題点は否定せず全て記載する．特に分析をチームで

3.2 事
 象の整理時系列シートの作成例を表１に示す．
（1）時系列の整理行う場合は，分析者によって意見が異なる問題点について，なぜそのことを問題だと思うか，あるいは思わないかを議論することによって，分析の視点の多様化に繋がると期待できる．
なお，抽出した問題点は，「時系列シートでの問題点抽出」の結果として一旦留保しておき，次の手

いつ，誰が何をして，どのように事象が起きたか順である要因分析が終了した段階で，分析シートを把握するため，「日時」，「プラント・機器等の状態」（シート１およびシート２）で抽出した要因と突き「関係者の操作（作業），指示，連絡，打合せ等の内合わせて再度整理を行う（詳細は「3.3.3
「要因」（分容」を，時系列に整理してシートに記載する．

析シート）と「問題点」（時系列シート）の確認」に示す）．

時系列の記述の始まりは，事象発生に関係すると思われる時点からとする．記述の終わりは，事象の発生防止を目的とする場合は事象発生の時点まで

3.3 要
 因分析の実施（例：廃液中の有機物の揮発による異臭の発生）と「シート１」と「シート２」
により，要因分析を行う．

する．また，事象発生後の影響についても検討が必

シート１は 3.3.1，シート２は 3.3.2 でそれぞれ解説

要な場合は，その検討に必要な時点まで（例：異臭する．シート１の様式と分析例を図１に，シート２の工場敷地外への拡散，
住民への対応など）とする．

の様式と分析例を図２に示す．

本稿は，前者（発生した事象の原因分析）を主眼とするが，事象発生後の影響の検討においても原因分• V-330 から，用意していたポリビン３つに試料採取．

• V-330 操作スイッチ（閉→開）操作実施．（弁表示灯は未確認）［最後に，C 廃液貯留タンク内廃液のサンプリングを実施］• 試料採取後，V-320 操作スイッチ（開→閉）操作実施．
（弁表示灯は未確認）• ポリビンを紙ウエスで拭いて，試料収納箱に入れた．

• V-320 から，用意していたポリビン３つに試料採取．

• V-320 操作スイッチ（閉→開）操作実施．（弁表示灯は未確認）［続いて，B 廃液貯留タンク内廃液のサンプリングを実施］• 試料採取ラインからの流水停止は確認していない．

• 弁の閉止音と思われる音（「ブシュ」というエアー音）を聞いたような記憶があり，弁が閉止したと思い込み，スイッチから右手を離して，収納箱を持って分析室に移動した．

• ポリビンを紙ウエスで拭いて，最後のポリビンを，試料収V-330 開→（閉） 納箱に左手で入れると同時に，右手で V-330 操作スイッチ
（開→閉）操作実施．
（弁表示灯は未確認）

V-330 閉→開V-320 開→閉

V-320 閉→開

• 試料採取後，V-310 操作スイッチ（開→閉）操作実施．
（弁表示灯は未確認）

V-310 開→閉• ポリビンを紙ウエスで拭いて，置き台に置いていた試料収納箱に入れた．

• V-310 から，用意していたポリビン３つに試料採取．

• サンプルシンクの前で，V-310 操作スイッチ（閉→開）操作
実施．（弁表示灯は未確認）［まず，A 廃液貯留タンク内廃液のサンプリングを実施］• 廃液処理棟のサンプリング室に移動

09:40 頃係内ミーティングを実施（本日の予定を確認）

分析係員 A

環境安全課• 現場に移動．

エチレン生産ラインのオンライン分析装置による定期試料採取・自動分析を実施．（頻度：1 回／週）

V-310 閉→開

機器等
の状態
主任，係長

時系列シート（作成例）

09:30 頃

08:30 頃

5/10

日付
時間

表１

運転員，課長

施設運転課• V-330 の閉操作が不完全で，弁が開放されたままとなった• 試料採取ラインからの流水停止を確認していない• 弁操作時の基本である「表示灯確認」をしていない

問題点

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7

12:55

V-330 開→閉

なんでそうなったのか理解できなかった．

分析係員 A は，係長から「開いていた」と聞き，
「アチャー」と思った．

分析係員 A は，「閉めました」「閉止音聞きました」
と回答した．

分析係員 A は，施設運転課からの問い合わせがあり，
弁状態の確認を依頼したことを，主任・係長に報告．

12:45 頃

主任，係長

運転員から分析係に問い合わせ：「廃液処理棟内のC貯留タン
ク水位がわずかに低下しているが何かしているか？」

運転員，課長

施設運転課

転課長からの連絡を受領

係員 A に連絡

施設運転課長は，分
分析係長は，施設運 析係長に連絡

施設運転課長に連絡した 主任，係長は報告を 運転員は，V-330 から受け，「閉めたよね？」 廃水が流れているのと聞いたを確認し，弁を閉止．

工場東側の住民の方から，「異臭がする」と総務課に苦情があった．



ひょっとしたらと思い，
「試料採取弁を確認してください」と伝えた．

12:45 頃 異臭発生ちょうど電話に出た分析係員 A は
「午前中にサンプリングを行った」と回答．

12:40 頃 C 廃液貯留タン
ク水位の低下分析が完了したので事務所に戻った．

11:30 頃

分析係員 A

環境安全課

分析室にて，採取した試料を分析開始．

機器等
の状態

09:50 頃日付時間

• 異臭が工場敷地外へ拡散した• 異臭が発生した（廃液中に含まれる有機物が揮発し，サンプルシ
ンク内上部の排気ファンを通して，外部に放出された）

問題点

8
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報

階

階

）

知

段

段

理

処

関連する外部要因へ

認知（知覚・情報解釈）
の問題

階

認

関連する外部要因へ段

情の判断・行動選択の問題

判

階V-330を閉止するという意図は正しいが，
試料採取弁を閉止するという慣れたスイッチ操作であり，また，「ブシュ」という閉止音を聞いた(と思い込んだ)ため弁が閉止したと思った(その結果，流水停止を確認しなかった)

関連する外部要因へＡ

外部要因

廃液中に含まれる有機物が揮発し，サンプルシンク内上部の排気ファンを通して，外部に放出され，異臭が発生した．

・「分析対象（行動）」の結果、発生した事象
・または，前のシートの「分析対象（行動）」

結果

行動の問題

断

間

（
人

因

段

動

部

要

行

内

象

内部要因

C廃液貯留タンク 試料採取弁V-330の閉止操作が不完全であった．
(弁が開のままとなっていた)析

対・事象発生に直接影響を与えた「人間の行動（エラー）」
・または，前のシートでさらに分析することに
なった要因

分

分析対象（行動）

分析係員A

操作の
訂正が
困難

ン

部品等
設計
不良

劣接近
性

作業の
やり方
が悪い

図１

劣確認
性

作業が
孤立しや
すい

表示・標
識が悪
い

分析シート１の様式と分析例

危険な作
業対象物

表示の
判読性
が悪い

劣予測
性

誰もが
無関心
な作業

連絡が
困難

監視・
協力等
が悪い

劣注意
集中性

作業基
準が未
確立

長時間
作業

背

時間的
制約

管理監
督が不
適切

稀事象
への
対応

一人作業で
あるサンプリング操作(業務)への関心が低
い

経験・
訓練不
足

背

一般知
識・技能
不足

専門教育
が不十分・
不適切

準備不足・
予定外作業

些細な欠陥・エラーに無関心
な雰囲気

過大な
外部から
の注目

職場の
悪習慣

不安全
な作業
環境

ン ト

サンプリング時の弁操
作に係る指導や教育はな
されていない

直

作業遂行上
の教育が不
適切・不十分A

マ ネ ジ メ【注】・抽出された要因に対し，「直接要因」か「背景要因」かの識別を行う．
「背景要因」はシート２に展開する．
・シート上に記載された要因に該当しない場合は，適切な要因を追加してよい．

指揮命令・
情報伝達
が悪い

模擬訓
練が不
適切

分析係員は
ベテランばかり
である

役割分担・
人間関係
が悪い

背

ハード面での，
人間特性への配慮が足りない

ルール
不履行に
無関心

A

要
因
マ ン （関係者）

サンプリングはルーチン作業であり，特に意識をしなくても実施できる

直

作業基
準が不
適切

弁開閉表示灯は，スイッチと離れたサンプリン
グフードの上(頭上)にあり，操作結果のフィードバックとしては，見にくい位置に設置されている

劣作業
予測性

技量が
表れない
作業

A

外
部
メ デ ィ ア(環境含む)

直 スイッチは「開」ポジションから，30°を超えた位置まで「閉」方向に廻さないと，「開」ポジションに戻ってしまう構造である

対象機器
が扱いに
くい

情報の提
示方法が
悪い

作業性
が悪い

シ
A

表示・操作器
具の識別性
が悪い

直

機器の
識別性が
悪い

表示の配
置が悪い

情報量
が不適
切

機器
配置が
悪い

マ

＜ 分 析 シ ー ト １ ＞

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10

3.3.1 分 析シート１

が重なって，「分析対象（行動）」である「人間の行
動（エラー）」が起こり，その結果，事象が発生すシート１では，事象発生に直接影響を与えた「人る，という構成である．なお，シート１には回路図

間の行動（エラー）」に着目し，事象がどのように記号（AND，OR）が記載されているが，これは概発生したかを分析する．

念的に使用されているため厳密な意味での解釈は不要である．

（1）分析シート１の概要［分析の考え方］［シートの構成］

シート１での分析は，エラーの当事者がなぜそのシート１では，事故やトラブルなどの事象発生のような行動をとったのか，行動の背景にどのような過程を，“ 人間の行動が機器・設備などに何らかの状況があったのかを，後知恵バイアスに影響されな影響を与えることによって，事象が発生する ” と捉いよう分析する．後知恵バイアスとは，原因分析で

え，事象発生に直接影響を与えた「人間の行動」によく起こり得る心理的傾向のことである（デッカー，

着目する．

2010）
．分析者は既に何が起きたかを知っているた

一般に，人がすべきことをしなかった，あるいは，

め，過去を振り返って事象を理解することになる．

すべきでないことをしたときに，その行動はエラー

そのため分析者は，事象の当事者（たち）の様々なと言われるため，事象発生に影響を与えた「人間の判断や行動に対して，「彼はこう判断・行動すべき行動」は，事故やトラブルなどが起きてから振り返だった」，あるいは「このような判断・行動はすべ

れば，“ エラー ” と言える．事象の再発防止や類似きでなかった」と容易に指摘しがちである．

事象の未然防止の観点からは，事象の発生をエラー

しかし，当事者の判断や行動は，結果としてエラーの当事者の責任に帰するのではなく，
「当事者」
と
「当

であったが，当時の当事者にとっては妥当なもので事者を取り巻く様々な要因」の影響関係を明らかあり，決定的な問題を感じるようなものではなかっにすることが重要である．そこで ATOP では，事たと考えるのが自然である．当事者は業務を無事に

象発生に直接影響を与えた「人間の行動（エラー）」

遂行しようと努めていたと考えられ，もしその判を分析対象とし，①当事者はその行動に際して，ど断や行動によって事故が起きるとわかっていれば，のような情報処理（認知・判断・行動）をしたか，

その判断・行動を回避したはずだからである．

②当事者を取り巻く要因にはどのようなものがあったかを分析する．

そこで分析では，“ 当事者は（意識的でない場合も含めて，）そのようにすることが適切であり，こシート１（図１）は，「分析対象」，「内部要因

れでうまくいくと考え行動した（あるいは，その行（人間の情報処理段階）」「外部要因」で構成される．
，

動をとることに決定的な問題を感じなかった）” と「分析対象」は，「分析対象（行動）」と「結果」にいう認識に立ち，「なぜ当事者は，そのように行動整理され，前者には，事象発生に直接影響を与えた

することが適切であり，これでうまくいくと思った「人間の行動（エラー）」，後者には，その結果発生のか，当事者にそのように思わせ，行動させた理由

した事象が記載される．

は何だったのか」を考えることによって，当事者の「内部要因（人間の情報処理段階）」には，当事者

内部要因と，当事者を取り巻いていた外部要因を抽がどのような「認知－判断－行動」を行ったのかを出する．すなわちシート１では，当時の時間の流れ推定した内容が記載される．ATOP では，当事者の中に身を置いて当事者（たち）の時間の流れをの情報処理（認知－判断－行動）を，当事者自身の順に辿り，当事者の視点で事象を理解するととも要因という意味で「内部要因」と呼ぶ．

に，当事者の置かれていた状況を客観的にも理解しまた，当事者を取り巻く要因を「外部要因」と呼ぶ．
「外部要因」の欄には，人間のパフォーマンス

て，当時の状況を再構築する分析を行っているといえる．

に影響を与える 43 個の要因が，4M モデルに基づきこの分析によって，当事者（たち）のエラーと言「マシン」「メディア（環境含む）」「マン（関係者）」

われる判断や行動が，状況や環境の影響によって引「マネジメント」の４つに分類されて示されている．

き起こされていることが理解・納得できるものとな

シート１を概観すると，「内部要因」と「外部要因」

る．つまり，「（当事者が）この行動（エラー）をし

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たとき，当事者の周りにはこのような状況（外部要111）分析対象の決定因）があり，そのような状況があれば，当事者がこ
ういう認知・判断・行動（内部要因）を行ったのは妥当である」ということの説明が可能となる．

分析対象として，事象発生に直接影響を与えた「人間の行動（エラー）」を特定する．
時系列シート（表１）に記載された「問題点」の［組織要因の分析（シート２）との関係］

中から，発生した事象と，それに直接影響を与えた

シート１での分析は，事象がどのように発生した人間の行動（エラー）を特定し，前者をシート１のかを要因の因果関係に基づいて分析するものである「結果」欄に，後者を「分析対象（行動）」欄に記載

が，これを丁寧に行うことで，組織要因，すなわちする．

“ 事象発生の背景として日常的に存在（潜在）して

図１の「分析対象（行動）」欄には，時系列シーいた組織の脆弱性 ” を考察するためのきっかけが見トの「V-330 の閉操作が不完全で，弁が開放された

えてくることが多い．事象について「なぜこうなっままとなった」という「問題点」から，「C 廃液貯ているのだろう」，「ここに問題があるのではない

留タンク 試料採取弁 V-330 の閉止操作が不完全でか」「，これが影響しているのではないか」など，色々あった」という，事象発生に直接影響を与えた人間な視点から考えることによって，組織要因の分析にの行動（エラー）を特定し，記載している．なお，必要な日常の仕事の行われ方の調査範囲（事実確認

この例では「（弁が開のままとなっていた）」といをする範囲）がおよそ見えてくる．同時に，事象発う，理解を助けるための補足を追記している．また

生の背景となった要因を広く深く考察することにも「結果」欄には，「分析対象（行動）」の結果として繋がり，その様子を具体的に把握できることも多発生した事象，すなわち「廃液中に含まれる有機物

い．シート１での分析は，シート２における組織要が揮発し，サンプルシンク内上部の排気ファンを通因分析の糸口をつかむという重要な役割を果たしてして，外部に放出され，異臭が発生した」を記載しいる．従ってシート１で丁寧な分析が行われなけれている．

ば，組織要因を適切に分析することは難しいと言えよう．

分析対象を決定する際に注意しなければならないのは，事象発生に直接影響を与えた人間の行動では［要因を記述するときの留意点］

なく，時間的に事象発生時点よりも更に以前の行動

エラーの当事者の責任を追及するような分析になを分析対象としてしまうことである．例えば，「事らないようにするためには，要因を記述するとき

象発生の根本的な原因は，１か月前に作られた手順にも，配慮が必要である．例えば，要因の内容を書の記載が間違っていたからである」と考え，
「誤っ

「〜した」
「〜していなかった」という過去形で表現た手順書の作成」を分析対象としてしまうと，事象

すると，“ すべきでないことをした ”，あるいは “ す発生までの１か月間の様々な事柄や，当日の作業のべきことをしなかった ” といった印象を読み手に与体制，指示の仕方，作業のやり方など，事象発生まえ，また分析者自身の思考もその表現の影響を受けでの間に起きている様々な事柄が分析の対象から除る可能性がある．そこで，表現上の工夫の一つとし外されることになる．例えば，「事前に作業手順書て，同じ内容を「〜している」「〜していない」との読み合わせをしていない」という問題や，事象発いう現在形で表現することにより，当事者を追及す

生の当日，「作業監督者は作業者に明確な指示をせるニュアンスを和らげることができる．このようなずに現場を離れた」，「作業者は作業監督者を待たず

配慮は，シート１でもまたシート２でも同様に必要にスイッチを操作した」という問題があったとして

である．

も，
原因分析の中で扱われないことになってしまう．
これを防ぐため，ATOP では，事象発生に直接影（2）分析シート１の分析手順響を与えた（直接つながった）人間の行動，すなわ
ち事象発生に時間的に最も近い行動を分析対象とす

シート１では，まず，分析対象となる「人間の行ることと規定している．それにより，事象発生の時

動（エラー）」を特定し，次に，内部要因，外部要点より前に起きた事柄全てを分析の対象範囲とし因の順に分析を行う．以下に分析手順を示す．

た，抜けのない要因分析を行うことが可能となる．

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12

なお，事象発生後の影響（例えば，想定事例でいえた」という事例を用いて説明すると，例えば，作えば「異臭の工場敷地外への拡散」や「住民への対業者（当事者）が，「周囲が暗く弁銘板が汚れてい応」など）についても検討が必要な場合は，それらたため，銘板を見誤り，当該弁番号と認識した」のを分析対象とすると良い．

であれば，認知段階で起きたエラーである．
また，「手
順書に記載された弁番号が誤っており，『この弁で

2）内部要因の分析

良いのかな』と気になったものの，手順書に従って操作した」のであれば判断段階で起きたエラーであ【分析の視点】

る．
どちらの場合も，最終的には操作する弁を間違っ

分析対象の「人間の行動（エラー）」が起きたとて操作しているため，「行動」の段階のエラーのよ

きの，当事者の情報処理（認知－判断－行動）を推うに見えるかもしれないがそうではなく，これらは定する．

“ 誤った認知，あるいは誤った判断による正しい行

内部要因の分析は，当時の時間の流れの中に身を動 ” であるため，それぞれ「認知」や「判断」の段置き，当事者の視点に立って，当事者がその時行っ階でのエラーとなる．
なお行動段階でのエラーとは，た情報処理（認知－判断－行動）を推定し，再現す

自動車のアクセルの踏み間違いのように，正しく認るものである．推定にあたっては，“ 当事者は（意知し正しく判断した（例：赤信号と認識し，ブレー

識的でない場合も含めて，）そのようにすることがキを踏もうと意図した）が，「ブレーキではなくア

適切であり，これでうまくいくと考えて行動していクセルを踏んでしまった」といったケースが当てはる（あるいはその行動をとることに決定的な問題をまる．

感じていない）” という認識に立つ．この分析を行

このように，当事者の情報処理（認知－判断－行

うことによって，当事者の情報処理を理解でき，そ動）の内容を丁寧に推定することで，その情報処の情報処理に影響を与えた外部要因を適切に分析す

理に影響を与えた外部要因の抽出が的確なものとることができる．

なる．

【欄の構成と記載方法】

3）外部要因（「直接要因」および「背景要因」）の図１のとおり，「内部要因」欄は人間の情報処理分析段階である「認知段階」「判断段階」「行動段階」で構成される．分析者は，当事者の行動（エラー）が，【分析の視点】

認知・判断・行動のどの段階で起きたか（どの情報

行動（エラー）の当事者の内部要因に影響を与え処理段階でのエラーと推定されるか），「内部要因」た要因（外部要因）を抽出する。分析者は、当事者欄のいずれかの段階を一つ選択し，選択した段階にの判断や行動は、当時の当事者にとっては妥当なも吹き出しを付けて，当事者の情報処理の具体的な内のであり、決定的な問題を感じるようなものではな

容を記載する．選択した情報処理段階に繋がる経路

かったという認識に立ち、当事者に影響を与え、「そは，点線から実線にすることで強調する．

のように行動することが適切であり、これでうまく

図１の分析例では，「判断段階」に「V-330 を閉いく」と誤って思わせてしまった要因を特定する。

止するという意図は正しいが，試料採取弁を閉止す

更に、
シート１では「人間の行動（エラー）」と「結るという慣れたスイッチ操作であり，
また，
「ブシュ」

果」を合わせて「分析対象」としているため、当事という閉止音を聞いた（と思い込んだ）ため弁が閉者の内部要因には影響を与えていないが「結果」に止したと思った．
（その結果，流水停止を確認しな影響を与えた要因も、外部要因として抽出する。こかった）」と記載している．

の視点での分析では「バリア分析」の考え方（当事者の行動（エラー）に対する「バリア」）が参考と【分析の要点】

なる。一般に企業活動においては、人間がその目的

事象を正確に理解するためには，エラーが情報処を達成できるように、作業環境等も含めて様々な仕理（認知－判断－行動）のどの段階で起きたかを理

組みやルール等が整えられている。これらは、事前解することが重要である．情報処理段階の推定（選に用意されている物理的あるいは管理的な仕組み

択）の仕方について，「作業者が操作する弁を間違（バリアという）等であり、エラーが生じにくいよINSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-1

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うに、そしてたとえエラーが生じたとしてもそれがと呼ぶ．シート１に記載した直接要因と背景要因に有害な結果をもたらさないように意図されたものでは，それぞれ「直接」「背景」と付記して区別する．

ある。つまり、好ましくない事象の発生は、当事者43 個の要因のうち選択した要因に繋がる経路は，の周囲に存在するこれら様々なバリアが有効に機能

点線から実線にすることで強調する．

しなかった、あるいはバリアが用意されていなかっ図１の分析例では，「マシン」の直接要因として「ス

た結果であると言え、これを外部要因として抽出すイッチは「開」ポジションから，30°を超えた位置ることができる。

まで「閉」方向に廻さないと，「開」ポジションに戻っ

また、これらの二つの視点での分析に際し、「変化・てしまう構造である」が抽出され，背景要因の記載

変更分析」の考え方も参考となる。これは、当事者はない．同様に「マシン」の直接要因として「弁開を取り巻いていた要因の中にいつもと違う事柄や、

閉表示灯は，スイッチと離れたサンプリングフード

今までと変わった事柄があるとエラーに繋がりやすの上（頭上）にあり，操作結果のフィードバックといという考え方に基づくものであり、計画変更、プ

しては，見にくい位置に設置されている」が抽出さロセス変更、役割変更、システムやツール変更、体れ，その背景要因として「ハード面での，人間特性

制変更、作業環境の変化など、様々な外部の変化・への配慮が足りない」が抽出されている．その他，

変更が当事者の内部要因や事象の発生に影響を及ぼ「メディア」，「マネジメント」でも同様に要因が抽すこともある。
このように、
外部要因の分析では様々出されている．

な考え方を併せ持ち、発生した事象を多様な観点から検討することが大切である。

【分析の要点】
外部要因は，当事者の “ 外部 ”，すなわち外側に【欄の構成と記載方法】

あって，当事者や事象発生に影響を与えている要因

図 １ の と お り，
「 外 部 要 因 」 欄 は，「マシン」

である．そのため外部要因（直接要因）を抽出する「メディア（環境含む）」「マン（関係者）」「マネジ

場合には，主語は「機器の配置が・・」や「管理者メント」の４つから成っており，そこに 43 個の要は・・」のように，マシン，メディア，マン，マネ

因が提示されている．各要因の詳しい説明は，表２ジメントのいずれかとなり，行動（エラー）の当事に示す別紙により提供される．この 43 個の要因は，者が外部要因の主語となることはない．例えば「A文献や過去の事例を基に，人間のパフォーマンスにさん（当事者）はルールを守っていない」という主影響を与える要因として整理されたものであり，こ旨の要因は，主語が当事者であるため，外部要因でれをリファレンスとして使用することによって，分はなく内部要因に相当する．従ってこの場合，「A

析者の興味・関心に偏った分析となることを防ぎ，さんが何らかの理由でルールを守っていない」といバランスの良い視点での分析が可能となる．なお，う要因を「内部要因」欄に記載し，「外部要因」欄

43 個の要因に当てはまりにくい場合は，任意に要に「ルールの存在が知られていない」，「ルールが現因を追加することも可能としている．

状に合っていない」，「職場にそのルールを守らなく分析者は事実関係を基に，43 個の要因を参考にても黙認される雰囲気がある」
・・など，A さんにしながら，当事者を取り巻いていた状況を分析し，影響を与えた外部要因を抽出し記載する．外部要因

該当する要因を選択して，その要因に吹き出しを付の分析では，「機器・設備はどうであるか（マシン）」，

けて具体的な内容を記載する．これを，事象発生や「作業環境や手順書などはどうであるか（メディア）」

当事者の行動（エラー）に直接に影響を与えた要因「関係する人はどうであるか（マン）」「職場の運営という意味で「直接要因」と呼ぶ．直接要因の分析

や組織の慣習はどうであるか（マネジメント）」のでは，前述したように，①当事者の情報処理や事象

ように，外部要因（4M）を主語として問いかけての発生に影響を与えた要因の分析，②バリア分析，

要因を分析しても良い．要因の主語を意識すること③変更分析など，様々な視点から事象を検討し，要によって，内部要因と外部要因が混乱することが避因の抽出を行う．

けられ，外部要因が適切に分析できる．

次に，「直接要因」の背景を分析し，直接要因にまた，一つの直接要因には原則として一つ以上の吹き出しを付けて具体的な内容を記載する．
これを，背景要因を抽出する．ただし，背景となる要因が分直接要因の背景にある要因という意味で「背景要因」

析できない，あるいは分析の必要がないと判断され

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表２

分析シート１

要因の解釈例【注意点】 ⃝解釈例はあくまで例であり，絶対的なものではない⃝迷った場合は，分析者自身の解釈を優先する
要因

要因の解釈例〈マシン〉
機器・設備に問題があったことが原因でエラーが起きた場合，その要因を「マシン」の要因とする機器配置が悪い

機器・設備が，動線を考慮した配置ではない，または作業スペースが確保されていないなど，作業性を損なう配置になっている状態

機器の識別性が悪い

まったく違う機 能の機 器同士が似 通った外 見をしているなど，機 器同士の区 別がしにくい状 態
機器の系統がわかりにくい，あるいはわからない状態も含む

作業性が悪い設備・機器の仕様や環境などが，作業しやすくない状態

対象機器が扱いにくい作業を行っている設備・機器が扱いにくい状態

操作の訂正が困難

一度操作を行ってしまったら，それが間違っていた場合でも取り消し・訂正ができないまたは非常に困難であること
エラーに気付いても波及防止措置をとることができないため，影響が大きくなる

部品等設計不良

設備・機器の設計に問題がありエラーや故障を誘発してしまう状態

劣接近性

配置などの関係で，作業対象の設備・機器に容易に近付けないこと
遠隔作業を強いられる情報の提示方法が悪い

設備・機器や関連作業に対する情報が，気付きにくかったり誤解を招いたりする方法で提示されること情報量が不適切機械から発信される情報が多すぎたり少なすぎたりすること少なすぎると情報が足りない状態での作業を強いられることになり，多すぎると利用すべき情報がわからなくなる

表示の配置が悪い

情報が誤解を招いたり気付きにくかったりするような配置で提示されている状態
情報同士のつながりが見えにくい場合もある

表示・操作器具の識別性が悪い

対象機器の表示や操作方法，またはその機器が本当に操作対象かどうかが非常にわかりにくい状態

表示の判読性が悪い

表示が消えかけている，色の組み合わせが良くないなどの理由で表示が読み取りにくくなっ
ている状態

劣予測性

表示や機器の状態を見ただけではその後の展開が予測できない状態

劣確認性

表示や機器の状態が確認しづらく，現状が把握しにくい状態

危険な作業対象物

作業の対象が非常に危険なため，注意がそちらに集中してしまう状態
作業対象以外の危険に意識が向きにくい〈メディア〉
作業環境，手順書など，工程上は補助的な役割だが作業を行う上で機器や人に大きな影響を与える要素の，ハード面・ソフト面の問題
作業のやり方が悪い

作業手順どおりに作業していない，または作業手順に従っていてもその手順が不安全である
状態

技量が表れない作業

作業の難易度が低い，特別な技術を必要としないなど，本人のもっている技術・技能を活かしきれていない作業

誰もが無関心な作業

誰でもできる作業と思われがちであったり，重要度が低いとみなされがちであったりするため，作業者の関心を引きにくい作業

連絡が困難

ルールや基準がはっきりしていなかったり物理的に困難だったりするために作業に必要な情報が伝達されにくい状態

劣作業予測性

自分や他の作業者が今現在何をしているか，次に何をするかが予測しにくい状態
互いに離れた場所で作業をしている，連絡が困難など

作業基準が不適切作業基準に従って作業を行ったとき，その結果が上手くいかなかったり不安全だったりする状態
作業基準の記載や名称がわかりにくく正しくない手順書に基づいて作業を行ってしまう場合
も含む

長時間作業

長時間にわたる作業で，身体疲労や集中力の低下が起こった状態

表示・標識が悪い作業の手がかりとなる表示や標識がわかりにくい，間違っているなどの理由で，正しい情報が得られず手順書の選択や作業が正しく行えない状態

作業基準が未確立作業基準が確立されておらず正しい作業，安全な作業の基準がわからない状態

作業が孤立しやすい作業手順や機器配置，役割分担など何らかの理由で作業者が孤立した状態で作業を行わなくてはならなくなること
連絡やコミュニケーションの面でもエラーを招きやすい

劣注意集中性

何らかの理由で集中が乱される状態
ランプの点滅，騒音など勝手に注意をひきつけるものの他，気温が高すぎる・低すぎるなどの慢性的なものも含まれる

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要因

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要因の解釈例〈マン〉
上司や同僚などの，当事者に関係する人がエラーの直接的・間接的な引き金になった場合
または，上司や同僚との人間関係が悪かったり依存的だったりしてエラーが起きやすい状態になっていた場合



監視・協力等が悪い

不安全行動やエラーの種に対し感性が鈍って気付きにくくなっていたり，体制が整っていな
いなどの理由で互いに協力して注意の抜けを補い合うことができていない状態

ルール不履行に無関心

互いに自身や他者がルールを外れた行動をしていたとしても気付かない，または気付いても放っておくなど，ルールが守られているかどうかに関心がなく，意図的かどうかに関係なくルール違反によるエラーを防げない状態

役割分担・人間関係が悪い

共同作業の役割分担がはっきりしておらず責任の所在が曖昧なグレーゾーンができやすい，また，グレーゾーンを互いに補い合う人間関係ができていない状態

指揮命令・情報伝達が悪い

上司からの指示や作業者間の情報が伝わらない，伝わったとしても曖昧であったり間違っていたりする状態
連絡の際に互いが共有していると思っていた背景が共有できていない場合など〈マネジメント〉
会社や事業所の経営方針，組織文化などがエラーを招いた場合

教育，環境整備などの形で現れる

模擬訓練が不適切

模擬訓練を行っていない作業員に作業に当たらせる，行い方が適切とはいえず受講者が模擬訓練の意味や意図を理解できないなど，模擬訓練と実際の作業が連動していない状態

作業遂行上の教育が不適切・不十分作業を行う上で最低限必要な知識や技能を身に付けるための訓練が不足していたりその内容が当該作業との関連が薄かったりする状態
また，教育の方法が受講者の特性に合っておらず教育効果が上がらない場合

不安全な作業環境

不安定な場所や高所，危険な対象などの作業条件における安全対策が不十分または不適切な状態

管理監督が不適切作業管理や監督が，安全を確保できる形になっていない状態
安全よりも作業効率を優先させている，ルールに過度にこだわる，ルールの適用方法が正しいとはいえない，など

職場の悪習慣ルール無視や不安全行動などの不適切な行動や機器・設備・環境の危険箇所を放置している，
作業効率の向上につながる不安全行動・ルール無視を推奨するなど，安全とはいえない職場の習慣

些細な欠陥・エラーに無関心な雰囲気

設備・機器，手順書などの致命的ではない不具合や大きな事故・事象につながらなかったエラーに関心がなく，気付かない，または気付いても報告しない状態
本人に報告する意思があっても報告しづらい雰囲気が出来上がっていることもある

準備不足・予定外作業作業に当たって十分な準備を行っていない，または予定外の作業が入るなどして，当該作業に関して十分な準備ができていなかった状態

専門教育が不十分・不適切

当該作業に必要な専門的な知識・技能に関する教育を十分に受けていない者を作業に当たらせたり，教育によって身に付けた専門教育が実際の作業とずれていた状態
また，教育の形態などが受講者に合っておらず教育が身についていない場合

一般知識・技能不足

その職業では最低限身についているとされる知識や技能が身についていない状態
教育不足，間違って憶えていたなどの状況が考えられる

時間的制約

使える時間の長さに対して作業量が極端に多い状態
一般的には時間的制約がないように見えても作業者が時間が足りないと感じていた場合は時間的制約があると解釈する

過大な外部からの注目

外部から作業に寄せられる注目を意識しすぎて普段どおりの作業ができない状態
実際に通常よりも注目されている場合も本人が普段と同じ程度の注目を普段より強いと意識した場合も過大な外部からの注目があったと解釈する

経験・訓練不足作業または環境に不慣れなために安全な注意配分ができないこと
危険ではない作業対象物が「危険な作業対象物」になることもある

稀事象への対応

めったに起こらない事態への対応
経験が少ないため，対応に多くのリソースを要したり，事態の推移の予測が困難であったりする

る場合は，無理に分析を展開することはしない．一を分析対象とした新たなシート１を作成し，その関つの直接要因に複数の背景要因が抽出される場合も係者を当事者とした分析を同様に行う．シート１であるし，一つの背景要因が二つ以上の直接要因に関の分析は，「マン（関係者）」に要因が抽出されなくわっている場合もある．

なるまで続けられる．ただし，「マン（関係者）」のなお，外部要因の「マン（関係者）」の要因が抽要因が個人というよりも，組織（職場）全体の振る出された場合は，当該のシートでの背景要因の分析

舞いと見なされる場合は，外部要因の「マネジメン

は行わず，その要因（マンに抽出された直接要因）

ト」に整理する．

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このようにシート１では，分析が必要と認められである．その脆弱性は日常的に存在し，様々な日常

る一人ひとりの行動に焦点を当て，事象に関わった業務や人々の行動に対して影響を与えていると言え当事者や関係者の認知－判断－行動（情報処理）と，る．従って組織要因の分析は，組織の日常業務の行当事者や関係者を取り巻いていた状況・環境を分析

われ方に関する事実を基に，「これまで事故やトラするという，「人」
を中心とした分析が行われる．
シーブルという結果には至っていなかったが，おそらく

ト１は個人一人につき一枚作成するため，分析対象

分析対象事象の発生時と同じような環境や人々の行とする人の数だけシート１が作成される．

動が日常的に存在しており，そういった状況（仕事

シート１で内部要因と外部要因を分析・記載し終の仕方，
組織の運営方針，
職員に与えられている様々

えたら，当事者の内部要因（情報処理）に最も影響な条件など）が影響して，事象が発生したのではなを与えた外部要因と内部要因を破線で繋ぎ，その影いか」という視点で，日常業務を分析するものと言響関係を明示する．
図１の例では，「サンプリングは，える．分析者は，分析対象事象の直接要因の背後にルーチン作業であり，特に意識をしなくても実施で共通して存在する組織的な問題があるのではないか

きる」という外部要因と，「V-330 を閉止するといという視点と，発生した事象だけに囚われない広い

う・・・
（以下略）
」という内部要因が破線で繋がれ視野をもって分析を行うことが求められる．

ている．これによって外部要因と内部要因の関係が組織要因として抽出されるものは，例えば組織体明確になり，分析者が分析結果を整理したり，関係制やルールといった組織の仕組みから，マネジメン者に説明したりする際の支援になる．

トの行われ方，更には組織文化のようなものまで幅広い．目に見える状況を組織要因として抽出するこなお，分析シート１による外部要因の分析と，時ともできるし，更に，なぜそのような状況が起きて

系列シートにおける「問題点」の抽出は独立のもの

いるかという背景を考察することで，組織構成員にである．外部要因の分析では，時系列シートの「問共有されている物事の行われ方や考え方，価値観，題点」の欄に記載した問題点からは一旦離れ，新た優先順位といったものが抽出されることもある．どな目で，要因の分析を行う．時系列シートに記載さの程度の範囲を調査して，どの程度の要因を抽出すれた「問題点」を，分析シート１の 43 個の外部要るかは，事象の重大さなどを勘案し，分析者あるい因に当てはめていくことはしない．

は組織が判断する．

3.3.2 分 析シート２

また，組織要因の分析においては，組織の状況（仕事の仕方など）は，何らかの背景や理由があって現状のようなものになっていることを理解した上（1）分析シート２の概要

で，その状況にある問題点を指摘することが重要である．すなわち現状のやり方などによって担保され［シートの構成］
シート２の様式と分析例を図２に示す．シート２ていることを考慮して，その上で，その不足や行き過ぎを組織要因として指摘することが適切である．

は「背景要因」「，組織要因分析（事実・分析内容等）」，「組織要因」で構成される．

（2）分析シート２の分析手順

シート２では，シート１で抽出された要因の背景
として，その組織の日常業務の行われ方を分析し，

1）背景要因を転記する

組織要因を抽出する．なお，シート１は「人」を中心とした分析であるため，事象の関係者一人につきシート１で抽出された背景要因をシート２の「背一枚のシートが作成されるが，シート２では組織の景要因（シート１背景要因再掲）」欄に転記する．

問題を分析するため，一枚のシートのみ（分析結果

図２の分析例では，「分析係員はベテランばかりでの記載が多ければ複数枚）が作成される．

ある」「一人作業であるサンプリング操作（業務）への関心が低い」「ハード面での，人間特性への配［分析の考え方］
ATOP における組織要因は，“ 事象発生の背景として日常的に存在（潜在）していた組織の脆弱性 ”

慮が足りない」という３つの背景要因が転記されて
いる．

景

要

因

ハード面での，
人間特性への配慮が足りない

一人作業であるサンプリング
操作(業務)への関心が低い分析係員はベ
テランばかりである（シート１背景要因再掲）

背実

表示灯は，少し高い位置にあるので，あまり目に
入らない．

組
，

織
分

要

因
析
内

析
容

サンプリングを二人で行うことはない．
他の人のサンプリン
グを見る機会がない．
他の人がどんなことをしているのかわからない．

サンプリング作業はルーチン(一人作業)．
以前は、2～3人でサンプリングしていたが，サンプリングの頻度の見直しや，一部作業を委託化，分析機器の性能向上により，最近では1人で実施．

②係員間で経験の共有機会がな
く な っ て いる分

サンプリング後は，「部屋の照明」を消して，表示灯の「緑「赤」を確認している．

弁表示灯はいつも見ていない．

分析マニュアルには，純水での洗浄手順までは記載されていない．

廃水中の有機物は，フィルターを通しても全量吸着できない．

サンプリング後のポリビンとシンクの洗浄は，純水で行うのが常識的だと思う．純水で洗浄していれば気付くはず．

図２④無事故で，問題の無い職場

業務は単純作業(ルーチン)が3～4割．
残業は0～20時間／月位で，忙しい職場ではない．

分析シート２の様式と分析例

第二工場では，サンプル弁の閉め忘れ対策(タイマーで閉止)をしていた．
この第一工場には知らされていなかった．

⑦他所トラブルの情報交換不足

みんなそれぞれしっかりやっていてくれている．
現場のルーチン作業では今までも何も問題はな
かった．

今までに分析係でトラブルを起こしたこともない．
今回の閉め忘れが分析係として問題とは思えない．

トラブルの周知や注意喚起も確実に行っている．
分析係でトラブルもない．
仲も良いし，問題の無い良い職場だ．

ほかの部署のトラブルも紹介はされていたが，他人事のように感じていたと思う．

「有害な揮発性毒物の入った水で危険」という感覚は，マヒしているかもしれない．
いつもの作業なので慣れてしまった．

第二工場で，サンプル弁の閉め忘れは聞いたことがある．
この第一工場では，「閉め忘れ」のような話をしたことはない．

第一工場で，サンプル弁のスイッチを「閉」操作して，「閉」にならず戻ったことは過去に何度か経験がある．閉めたつもりでも「すぐ指を離す」と戻っていたことがあった．

みんなベテランだから，自分のことを話したり，人のやり方を聞いたりしていない．

昔の経験を話する人はいない．
新人が居た頃は「ここはこうだよ」とか教えるが，今は新人もいない．

ベテランばかりなので，経験談を皆で話し合う機会は減り，全くない．

⑥ハード面での，人間特性への配慮不足

上司もサンプリング現場を見に来ることはない．

操作の基本(指差喚呼，表示灯確認)などをわざわざ教えていない．

トラブル事例以外，特段の指導はない．

⑤サンプリング・分析業
務に対する管理・指導の不足

昔は仕事内容が年齢によって変わった．若いときは「サンプリン
グ」それから「事務所業務」そして「主任」「係長」というように．でも今は30年ぐらい同じ業務の人が多い．

25年くらい同じ業務をやっている．
40歳50歳になってもハコ(試料採取箱)を持って歩くのか，と愚痴る人もいる．

①分析係はベテランぞろい事＜ 分 析 シ ー ト ２ ＞③ 危 険 に 対 する慣 れ ( 危 険 感受 性
の低下)

等

織

要

因

分析係のトラブルはないとしながら，他所では弁閉め忘れ対策が取られており，自社内での情報交換が不足している⑦より【組織要因 ６】
他所との情報交換不足

熟練と無事故期間の長期継続により，問題の無い(安全な)職場という安心感が生じた．
そのため，日常業務に対する潜在危険要因の洗い出しなど，より高い安全を求めるためのマ
ネジメントが不足していた【組織要因 ５】
日常業務における潜在危険要因の洗い出し不足⑤，⑥より熟練と無事故期間の長期継続により，安全を
自分自身の問題ととらえる安全意識が低下してきた【組織要因 ４】
危険有害物質の取り扱い作業に対する危険感受性の慣れや麻痺

③，④より熟練者の実体験に基づく危険回避方法や，知恵が共有財産になっていない【組織要因 ３】
熟練者の経験の蓄積・共有の欠如①，②より

以前は2～3人でサンプリング・分析作業を行っていたが，現在は1人作業となり，係員間での現場コミュニケーション欠如がある②より【組織要因 ２】
労働環境の変化による係員間のコミュニケーション欠如

お互いに熟練しているため，お互いの作業
方法・経験等について，意見したり話し合ったりしなくなっている【組織要因 １】
熟練化による係員間のコミュニケーションの欠如①より

組

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182）背景要因に関連する背景や事実の整理係はベテラン揃い」と付している（図２）．同様に残りの６つの「まとまり」についても，その意味内転記した背景要因に関連する，発生した当該の事

容から，それぞれ「②係員間で経験の共有機会がな

象や，当該事象と類似の作業（業務）におけるいつくなっている」，「③危険に対する慣れ（危険感受性もの業務の行われ方，組織の日常業務における管理

の低下）
」
，
「④無事故で，問題の無い職場」（以下略）の仕方・指示の仕方，仕事の仕組みやルールなどのと表している．

“ 組織の日常業務の行われ方に関する事実 ”（以下，「まとまり」の意味することを言葉で表すときに「データ」という）を調査し，その関係を整理，分は，まずは現状を，価値判断を交えずに捉え，組織析する．整理，分析した事柄を，シートの「組織要の “ 現状の特徴 ” として記述するようにする．次に，因分析（事実・分析内容等）」欄に記載する．図２

一つひとつの「まとまり」，あるいは「まとまり」

では図示しているが，記載の方法は任意であり，文の組み合わせによってどのような良くない影響，ど章のみなどで記述することも問題ない．

のような問題が生じる（生じている）と考えられる

本稿では図２の例に沿って，データを整理，分かを考察する．これが次項の③である．

析する手順を説明する．なお，この分析には，質的なデータの分析方法である KJ 法（川喜田，1967，③「まとまり」を基に，組織要因の考察を行う

1970）などの考え方も参考となると思われる．
「まとまり」やデータの全体を眺め，そこに記述① 類似・関連する事実をまとめる

された状況にどのような問題があるのかを明確にしたり，「まとまり」間の相互関係や，更にその背景

組織要因を分析するという目的を念頭にデータをを整理したりするなどして，組織要因の考察を行う．

読み込み，類似・関連したものをグループにまとめ

分析は，基本的には「なぜなぜ」と考えていくこと

る．まとめられたデータ群を，「まとまり」と呼ぶ．

で進めるが，
厳密な因果関係である必要はなく，様々図２の分析例では，例えば，「分析係員はベテランな要因（状況を含む）の重なり合いや相互の影響関ばかりである」という背景要因に関連する事実とし係を考慮して組織要因を導出する．

て，「25 年くらい同じ業務をやっている．40 歳 50 歳

例えば図２では，「①分析係はベテランぞろい」になってもハコ（試料採取箱）を持って歩くのか，という「まとまり」に表された状況を組織要因の観と愚痴る人もいる」，「昔は仕事内容が年齢によって点から検討し，“ 職場の全員がベテランという状況 ”

変わった．若いときは「サンプリング」それからは，良い面も多い一方で，互いをベテランとして尊「事務所業務」そして「主任」「係長」というように．

重するがゆえに，いつの間にか他の同僚の仕事の仕でも今は 30 年ぐらい同じ業務の人が多い」，「ベテ

方には踏み込まないようになり，その結果として知ランばかりなので，経験談を皆で話し合う機会は減

識や経験を共有する機会が失われているのではない

り，全くない」，「昔の経験を話する人はいない．新か，という考察から，「組織要因」欄に示す【組織人が居た頃は「ここはこうだよ」とか教えるが，今

要因１】が導出されている．

は新人もいない」，「みんなベテランだから，自分の次に，「②係員間で経験の共有機会がなくなってことを話したり，人のやり方を聞いたりしていない」

いる」という「まとまり」に含まれる事実から，以の５つのデータから，一つの「まとまり」が作成さ前は２〜３人で行われていたサンプリング・分析作

れている．他の「まとまり」についても同様である．

業を，様々な理由から現在は一人で実施しており，そのために，以前であれば互いのやり方を目にする②「まとまり」の意味することを短い言葉で表すことで自然と行われていた，知識や経験の共有の機会がなくなっているという事実に基づき，現場にお前項①で作成した「まとまり」の意味することを短い言葉で表し，各「まとまり」に付す．例えば前ける状況を考察することによって【組織要因２】が導出されている．

項①で取り上げた，５つのデータからなる「まとまそして，①と②の状況と【組織要因 1,2】を統合

り」は，分析係では係員がベテラン揃いであるといした考察を行うことによって，ベテランの経験に基う状況を指摘していると言えることから，「①分析

づく危険回避方法や知恵が職場の共有財産となって

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いないのではないか，という【組織要因３】が導出足」という表現であったとすると，具体的な問題点されている．

が不明確で，何をどのように改善してよいのかが理

このように，「まとまり」やデータの全体を眺め，解できないことになる．
「コミュニケーション不足」

組織要因を考察する．
「まとまり」間に因果関係がと記載された場合，それは「部署内の情報伝達不足」

見つかる場合もあるかもしれないし，それらの更になのか，「部署内の情報伝達はできているが部署間背景の要因が見つかる場合もあるかもしれない．までの不足」なのか，あるいは「挨拶や雑談は気兼ね

た「まとまり」やその相互関係は一通りしかないとなくできるが，安全やリスクの情報については言えいうものではないため，データは様々な視点から眺ることと言えないことがある」のかなど，様々な状

めて，「まとまり」やその相互関係を分析する．

況が考えられ，それぞれが異なる問題点を示唆している．

上述の①〜③の手順の全ての過程において，デー

このように，「コミュニケーション不足」というタを丁寧に読むことが重要である．データを丁寧にような抽象的な表現を用いると，問題点が明確にな読むことで，「このデータとこのデータは似ている

らず，改善に繋げることが難しくなる．特に「前例な」とか，「このデータとこのデータは現象として

主義」
「縦割り」
「安全文化の劣化」といった紋切型の現れ方は違うが，同じような要因に影響されていの表現は，状況を包括的に表しているようでいて問るのではないか」といったことが分析者に感じられ題点を具体的に指摘していない．こうした表現を安てくると思われる．それを手掛かりに「まとまり」

易に用いるべきではなく，問題点が具体的に理解でを作ったり，「まとまり」間の相互関係を分析した

きるような丁寧な記述が欠かせない．
そのためにも，りするとよい．

図２の例示にもあるように，「熟練化による係員間

または，分析者には，情報収集からシート１でののコミュニケーションの欠如」のような形での指摘分析までを通して，気になることが既にぼんやりとに加えて，その具体的な問題点や指摘の意図が伝わ感じられていることもあると思われるため，それをるような説明（「お互いに熟練しているため，お互分析の取り掛かりとすることもできる．ただし，そいの作業方法・経験等について，意見したり話し合っ

れに頼りすぎて，予め想定した枠組みにデータをそたりしなくなっている」）を記しておくことが大切のまま当てはめるのではなく，改めて丁寧にデータである．

を読み，分析を行うことが重要である．それによって新たな視点が得られたり，分析や考察が更に進んだりすることも期待できる．

なお，実際の分析では，シート１で抽出された要因（特に背景要因）が，シート２での分析の結果，「組織要因」としても抽出される場合がある．これ

3）組織要因を記述する

は，シート２で抽出された要因が，直接的にも間接的にも事象発生に影響していたということであり，上述の手順の中でも既に述べたとおり，分析した結果を，組織要因として「組織要因」欄に記述する．
図２の例では，例えば，「組織要因分析（事実・分析内容等）」欄の「①分析係はベテランぞろい」という状況（まとまり）に対し，「熟練化による係員

特にどちらかのシートに限定する必要はなく，両方のシートに記載しておいてよい．
3.3.3 「要因」
（分析シート）と「問題点」
（時系列シート）の確認

間のコミュニケーションの欠如（【組織要因１】）」という組織要因を指摘している．他の組織要因についても同様である．
組織要因を記述するときには，内容をあまり抽象化せず，できる限り問題点を具体的に記述すること

分析シートによる要因の抽出に漏れがないかを確認するため，時系列シートで整理した「問題点」と，
シート１およびシート２で抽出した「要因」とを見比べる．

が大切である．例えば，
図２の【組織要因１】
では「熟

時系列シートの「問題点」は，事象の経緯を概観

練化による係員間のコミュニケーションの欠如」とした，いわば表層的に整理された状況の経緯に基づ表現しているため，何がどのように問題かが理解でいて，直感的・規範的に問題点を指摘していること

きる．しかし，仮にこれが「コミュニケーション不が多い．一方，分析シートによる分析は，人間特性

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20の理解に基づいて事象の当事者と状況との相互関係

これは，分析シートによって分析を行った結果，を一つひとつ確認し，また，組織の日常的な仕事

時系列シートで「問題点」を挙げた時点では抽出の行われ方の影響などを詳細に検討した，いわば，できていなかった要因が抽出できたと考えられる．

ヒューマンファクターや組織要因（文化的要因も含

従って，時系列シートに遡ってそれらの要因を「問む）の影響の理解に基づく分析である．こうした異題点」に加える必要はない．

なる見方の分析で抽出した「問題点」と「要因」とを見比べることによって，原因分析に見落としがな
いかを確認する．
見比べた結果，次のケースが想定されるので，その場合の手順を示す．

＊3

3.4 対
 策立案
分析結果を基に対策立案を行う．
図１の分析例（シート１）では，「弁の閉止操作が不完全であった（弁が開のままとなっていた）」a.時系列シートに記載した「問題点」のうち，分析という分析対象（行動）の外部要因として４つの直シートの「要因」として扱われていないものがあ

接要因が抽出されている．例えば，「マシン」に挙る場合げられた「弁開閉表示灯」は，おそらく人間にエラーが生じたとしてもそれが有害な結果をもたらさない

その「問題点」は，今回の分析で分析対象とした

ように事前に用意されていたバリアの一つであっ「人間の行動（エラー）」に関わる問題か，それともて，それがこの事象では有効に機能しなかったと言別の問題かを判別する．
「人間の行動（エラー）」にえる．対策としては，「表示灯の位置」「弁開閉に伴

関わる問題と判定された場合は，分析シートでのう（警報）音」あるいは「表示灯の点滅」など，当要因抽出に漏れがあった可能性があるため，その事者が気付きやすいような情報の提示方法に物理的「問題点」を分析シートの「要因」に加えて再度検に改善する案が考えられる．
あるいは，インタビュー討を行う．

において，係員 B は「サンプリング室を出るとき

また，「人間の行動（エラー）」とは別の問題と判『部屋の照明』を消して確認してます．照明を消し定された場合は，分析対象事象自体が別のものであて，真っ暗だと表示灯がはっきり見えて，全部『緑』

ると考えられる．つまり，今回分析対象とした「人なら OK，『赤』なら何かし忘れているってわかる」

間の行動（エラー）」に関わる問題ではなく，それと述べており，そのような管理的な対策も改善策のとは別の（独立した）問題ということである．この一案となる．また，主任は以前の職場で「タイマー場合は，必要であれば，その「問題点」を別個の分での閉め忘れ対策」があったことを述べており，こ析対象として新たな分析を行う．もし分析を行うまれを導入することも考え得る．

でもないなら，対策を講じるだけで良い．

このように，対策には物理的な対策も管理的な対

あるいは，時系列シートの「問題点」は，事象の策もあり，さらには組織文化的な対策も必要に応じ経緯を眺めていわば直感的に気づいたものであるたて検討する．また，この想定事例のように，同僚やめ，分析シートによる分析を行った後に改めて振他事業所での状況を把握することも，対策立案に繋り返ると，「実は問題点と言えるものではなかった」

がる．

と結論付けられることもある．その場合は，不要なものは時系列シートから消去して整理し，原因分析
結果の全体の整合性をとるとよい．

一方，組織要因として抽出された「熟練化による係員間のコミュニケーションの欠如（図２【組織要因１】）」に対する対策は，コミュニケーションがb.分 析シートで抽出された「要因」の中に，時系欠如しているからと言って，「コミュニケーション

列シートの「問題点」として扱われていないもを改善しよう」
では単なるスローガンにしかならず，のがある場合

具体的な対策案とは言えない．
例えば，インタビュー結果からは，「新人の時に，＊3 だし，それらの要因を時系列シートに遡って「問題点」として加えるほうが、分析結果として整合性が取れると組織として判断すた
る場合は、遡って記載することもよい．

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先輩に教えてもらったやり方以外には，ほかの人のやり方を見たりしたことはない」との発言や，「経験を話する人はいません．新人が居た頃は「ここはこうだよ」とか教えるので活性化しますが，今は新21の位置づけで波及防止の対策を考えるとよい．

4.

A TOP の特徴のまとめと展望人もいません．
」などの様子を述べる発言から，こATOP の特徴の一つは，エラーは人間の特性にの職場では上述した係員 B のような確認の仕方を共より起こるものであることを前提に，人間に影響を有していないことがわかる．また係長は「みんなベ与える外部要因を抽出して，外部要因に対処するこ

テランなので，サンプリングなどの現場作業を確認とを明確にしていることである．
そしてもう一つは，することはしていない．
」と述べており，管理者も分析の対象を「発生した当該の事象」から「日常業この作業に関心を向けていないことが読み取れる．

務がどのように行われているか」に転じて，組織要これらを勘案すると，例えば，「一人作業」で行っ因を分析することである．

ている業務について，相互に確認する機会を作ってATOP の組織要因分析では，普段はうまくいっ

定期的にピアレビューする，また，管理者は現場作ている（期待された結果を出している）日常の仕業の状況を確認する機会を設けるなどして，相互の事の行われ方を点検し，問題となる潜在的な要因

コミュニケーション機会を増やし経験を共有する，（リスク）を特定し，分析・考察している．これはそして，「40 歳 50 歳になってもハコ（試料採取箱）

いわばリスクアセスメントと言え，… 発生した事象をを持って歩く」（係員 C）となかば自嘲的に語られきっかけにしていることにより，組織・職場におけているほど，注目もされず特別なやりがいも感じにるリスクの明確化と認識の共有において，関係者のくい業務であるという点に鑑み，管理者を含めてサ理解も得られやすいと思われる．

ンプリング業務への関心を高めて，業務へのやりが

また ATOP による分析は，直接要因と組織要因

いや誇りを高めることなども，対策案として必要でを分析する際に，組織の状況や環境，要因間の複雑はないかと考えられる．

な相互関係を考慮して考察するという点で，組織このように，組織要因については，「これを改善文化（安全文化）のアセスメントの基本的な考え

すれば事象の再発を防止できる」とは言い切れない方（IAEA，2016）と同じと言える．つまり，安全ことが多い．組織要因は，要因同士の因果関係が緩文化のアセスメントが，組織構成員の会話や振る舞やかで，かつ複雑に関係し合っているため，ある一

い，組織の方針，社内の基準，インシデントなどをつの対策が事象の再発防止に直結した効果を発揮す

基に調査・考察することによって，その組織がどのるものではない．しかし，組織要因は日常的に存在ように安全の問題に関わっているかを探求している

し，今回発生した事象だけでなく，様々な日常業務

ように，ATOP もまた，どのように事象が発生し，に対して影響を与えている．組織要因が抽出できた

どのように日常業務が行われているかを調査・分析

なら，その対策を検討するにあたっては，分析者側することによって，組織がどのように安全の問題にだけで対策を検討するのではなく，当該現場のメン関わっているかを探求していると言える．

バーの意見をよく拾い上げて，実効性ある対策を立案することが何より重要である．

このように ATOP は，事故・トラブルの原因分
析を通してヒューマンファクターを理解し，また，対策立案シートの一例を図３に示す．ATOP で普段の仕事の仕方のアセスメントの一端を担うこと

は対策立案シートの様式は任意であり，必ずしもこができる手法と言え，更に，ATOP の分析手順やの様式に従う必要はないが，対策立案時には中條ほ

考え方を重大な事象だけでなく，日常の些細なエか（1985）の提案した「フールプルーフ化の原理」

ラー事象や災害，ヒヤリハットにも活用することにの活用を推奨している．フールプルーフ化の原理はより，それらの事象の直接的な要因の背後には組織「発生防止（排除，代替化・適合化，容易化）」と的な問題が潜んでいることへの理解が進むと思われ「波及防止（異常検出，影響緩和）」からなっている．

る．こうした理解が進むことは，事象の再発防止は対策立案の際は，発生防止，特に排除の考え方を優もとより，現場の継続的な安全の向上，リスクの特先し，代替化，容易化，波及防止にも考えを拡げて定や分析・評価，更には安全文化（安全に寄与する

いく．発生防止と波及防止は必ずしも二者択一する組織文化）の醸成にも役立てられると考えられる．

必要はなく，発生防止の対策が機能しなかった場合

今後は，原因分析を個別の取り組みと捉えるので

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22

対策検討項目と重要度評価シート
（
分
問
析
題
対
点
象
）

エ ラープルーフ
要

対 策 検 討 項 目
技量
が表
れない
作業

V
ー
3
3
0
の
閉
止
操
作
が
不
完
全

因 ( 組 織 要 因 含 む )

メ
デ
ィ
ア

(直)サンプリングは，ルーチン作業であり，特に意識をしなくても
実施できる

×C×

1

(背)分析係員は
ベテランばかりである①分析係はベテ
ランぞろい

＊より
マ
ネ
ジ
メ
ン
ト

作業遂
行上の
教育が
不適
切・不
十分

(直)サンプリング時の弁操作に係る指導や教育はなされていない

2②係員間で経験の共有機会がな
くなっている(背)一人作業であるサンプリング操作(業務)への関心が低い

1.熟練化による係員間のコミュニケーションの欠如
お互いに熟練しているため，お互いの作業方法・経験等について，意見したり話し合ったりしなくなっている
2.労働環境の変化による係員間のコミュニケーション欠如
以前は2～3人でサンプリング・分析作業を行っていたが，現在は1人作業となり，係員間での現場コミュニケー
ション欠如がある．

熟練者の実体験に基づく危険回避
方法や，知恵が共有財産になっていない．

③危険に対する
慣れ(危険感受性の低下)④無事故で，問題の無い職場

対象
機器
が扱
いにく
い
マ
シ
ン
情報
の提
示方
法が
悪い

判
断
・
行
動
選
択
の
問
題

(直)弁開閉表示灯は，スイッチと離れたサン
プリングフードの上(頭上)にあり，操作結果のフィードバックとしては、見にくい位置に設置されている(背)ハード面での，人間特性への配慮が足りな
い⑤サンプリング・
分析業務に対す
る管理・指導の不足

4⑥ハード面での，人間特性への配慮不足⑦他所トラブルの情報交換不足

策

備

考

否 №

×F

1

5

9 に同じ

2 【設備に対する対策】

弁操作スイッチ開閉表示灯を見やすい位置に変

4 更する

3
6

弁開放により流水している間は，音や光(例:ブザーやパトライト)にて注意喚起を行うよう設備改善する
弁の閉止操作ミスをしても弁からの流水が継続しないようタイマーにより閉止するよう，設備改善を行う(通常用いられている汎用的なスイッチであり，対策不要)→設備に対する対策でカバーする．

5 【情報・経験の共有に関する対策】
一人で行うルーチンの現場作業について，上司

6 や、同僚によるピアチックを行い，良好点や足り7 ない点の確認など，相互学習の機会を作って実施する．
分析マニュアルなどの現場業務マニュアルについて，作業者による作業品質のばらつきを無くす
よう，整備する．また、実施の確認を行う．

7
8 主任，係長による現場作業への同行による，担当者の気づかない不安全箇所，不安全行動の9 抽出．(計画的に実施する)
弁操作，機器操作時の基本動作である，自問自答・指差喚呼の訓練を計画的に実施し，定着まで管理者が抜き打ち確認するなどのフォローを行う．

8

10 他所との定期的な情報交換間の実施．
他所との情報交換の仕組みづくり．

5.日常業務における潜在危険要因の洗い出し不足熟練と無事故期間の長期継続により，問題の無い(安全な)職場という安心感が生じた。
そのため，日常業
務に対する潜在危
険要因の洗い出しなど，より高い安全を求めるためのマ
ネジメントが不足していた

3

試料採取弁を閉止するという慣れたス
イッチ操作であり，また，「ブシュ」っという
閉止音を聞いた(と思い込み)

4.危険有害物質の取り扱い作業に対する危険感受性の慣れや麻痺
熟練と無事故期
間の長期継続により，安全を自分自身の問題ととらえる安全意識が低下してきた．

採 対

除 化 化 出 和 (A) (B) (C) (D) (E) (F) D×E

3.熟練者の経験の蓄積・共有の欠如(直)スイッチは「開」ポジションから，30°を超えた位置まで「閉」
方向に廻さないと，「開」ポジションに戻ってしまう構造である（案）

評
価
化 原 理 の 分 類 効果 難 コ 副 総
排 代 容 異 影 有 即 持
易 ス 作
常 響 効 効 続合替 易
検 緩 性 性 性 性 ト 用 A×B

6.他所との情報交換不足
分析係のトラブルはないとしながら，他所では弁閉め忘れ対策が取られており，自社内
での情報交換が不足している

9

10

5
3
1

＊へ

図３

大大大易小小中中中中中中小小小難大大対策の具体化に関する説明・添付資料番号等を記入する．

対策立案シート（例）はなく，リスクアセスメント，安全文化アセスメン

ことにより，個々の取り組みでは見えなかった問題

トなど，安全に係るそれぞれの取り組みをより深くや新たな改善の方向性など，相乗効果によってより理解し，相互に連携させていくことが必要である．

広い視野と深い理解の下での考察が生まれ，安全のいずれも組織の日常の姿を様々な側面から検討し向上に寄与するものと期待できる．

て，そこに存在（潜在）する問題を特定し，対処しようとするものであるから，これらの取り組みを互いに理解し，その考え方や結果を共有することが，安全の向上に寄与することは間違いないと思われる．安全に係る取り組みを，それぞれ個別の取り組
みとして完結させるのではなく，相互に連携させる

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謝
 辞

23

訳）
（2010）．ヒューマンエラーを理解する―実務者のためのフィールドガイド 海文堂．

本稿は関西電力株式会社のご協力のもとに執筆できたものである．厚く感謝申し上げる．
なお本文中のシート１（図１），シート２（図２）は，関西電力株式会社の様式を一部変更して示している．

創造性開発のために

中央公論社．
川喜田二郎（1970）．続・発想法 KJ 法の展開と応用 中央公論社．
中條武志・久米均（1985）作業のフールプルーフ化に関する研究品質，15（1）：41-50.

引
 用文献International… Atomic… Energy… Agency（2016）．
Performing… Safety… Culture… Self-assessment,…

International Atomic Energy Agency（2016）．
Leadership and Management for Safety,
GeneralSafetyRequirementsNo.GSRPart2.
原子力規制委員会（2019）．原因分析に関するガ
イ ド． 令 和 元 年 12 月 25 日

川喜田二郎（1967）
．発想法

原規規発第

1912257 号 -6.
弘津祐子・蛭子光洋・淡川威・松原克幸（2006）．
トラブル未然防止に向けたヒューマンファク
ター事象の傾向分析 ─分析手法と結果の活用法の検討─ . 電力中央研究所報告 研究報
告：Y05010.
古濱寛・渡邉邦道・奈良順一・岩渕剛・西勝寛朗・
中山志敏・中條厚・村山武・坂井秀夫・吉澤
由里子・吉田久・吉岡理穂（2007）．根本原
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肥田善雄・前田典幸・竹内鎮男（1994）．現場に有効なヒューマンファクター分析手法の開発．
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作田博（2004）．第 3 節 要因分析手法 ２．樹状ダイ
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141-146．テクノシステム．
曽根芙美子・前田典幸（2009）．不適合事象の組織・
直 接 要 因 分 析 手 法（ATOP） の 開 発．INSS
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16，14-21.
前田典幸・曽根芙美子（2010）．不適合事象の組織・
直接要因分析手法（ATOP）の改良．2010 年
度日本プラント・ヒューマンファクター学会
大会 予稿集．
エリック・ホルナゲル（著）．小松原明哲（監訳）清川和宏・弘津祐子・松井裕子・作田博・氏
田博士（訳）（2006）．ヒューマンファクターと事故防止 海文堂．
シドニー・デッカー（著）. 小松原明哲・十亀洋（監Safety…Report…Series…No.83.

24

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-1

想定事例：廃液処理プラントにおける臭気の発生について【事象の概要】水島第一工場内で発生する各種廃液は，一旦 A 〜 C の廃液貯留タンクに送られ，その後廃溶媒タンクに投入し，有害有機物の除去など，県の排水規制基準値以下に処理している．
廃溶媒タンク投入の際は，貯留タンク内廃液の各種有機溶剤濃度（アセトンやクロロホルムなど）が所定の管理基準値以内であることを確認するため，廃液のサンプリング・分析を実施している．なお，これは毎日実施し，管理基準値以内であることを確認している．
20××年５月 10 日（木）08 時 30 分頃 環境安全課分析係でミーティングを行い本日の作業予定を確認．
09 時 30 分頃 分析係員 A は，現場に移動し，エチレン生産ラインのオンライン分析装置による１回／週の定期試料採取・自動分析を行った．
09 時 40 分頃 次に，廃液処理棟のサンプリング室に移動し，A 貯留タンク内廃液のサンプリングを行った．

・サンプルシンクの前で，V-310 操作スイッチ（閉→開）操作実施．

・弁表示灯「緑→赤」は確認していない．・試料採取弁 V-310 から，用意していたポリビン３つに試料採取．
・ポリビンを紙ウエスで拭いて，試料収納箱に入れた．

・試料採取後，V-310 操作スイッチ（開→閉）操作実施．

・弁表示灯「赤→緑」は確認していない．
引き続き，B 貯留タンク，C 貯留タンクの試料採取（それぞれ V-320，V-330 にて操作）を同様に行った後，隣の分析室に移動した．
09 時 50 分頃 分析室にて，採取した試料を分析開始．
11 時 30 分頃 分析が完了したので事務所に戻った．
12 時 40 分頃 施設運転課運転員から「廃液処理棟内の C 貯留タンク水位がわずかに低下しているが何かしているか？」と分析係に電話があった．ちょうど電話に出た分析係員 A は，午前中にサンプ
リングを行ったことを回答するとともに，ひょっとしたらと思い，「試料採取弁を確認してください」と伝えた．
12 時 45 分頃 工場東側の住民の方から，「異臭がする」との苦情が総務課にあった．
12 時 55 分
施設運転課長より，分析係長に，試料採取弁 V-330 が開いていたとの連絡があった．
なお，臭気については，試料採取弁が閉まっていなかったことにより，弁から流れ出ていた廃液中に含まれる有機物が一部揮発し，サンプルシンク内上部の排気ファンを通して，外部に放出されたものと確認された．
この排気ファンは，吸い込み後，活性炭フィルターにより処理しているが，どうしても全量を吸着させる
ことは出来ず，長時間の揮発により臭気が感じられたものと確認された．
○ インタビュー結果○ 分析係員 A・入社以来この第一工場で分析係です．約 30 年になります．
・廃液貯留タンクのサンプリングは，分析係員４名が１か月交代で実施しています．５月は私の担当です．
・当日も，いつもと同じ手順で実施しました．A タンクから B，C タンクの廃液をそれぞれ，ポリビンに採取しました．C タンクの最後のポリビンを，試料収納箱に左手で入れると同時に，右手で弁（V-330）を閉めました．
・弁の閉止音と思われる音（「ブシュ」というエアー音）を聞いたような記憶があり，弁が閉止したと思い込み，スイッチから右手を離して，収納箱を持って分析室に移動しました．
・試料採取ラインからの流水停止は確認していません．
・弁表示灯「赤→緑」についても確認していません．弁表示灯はいつも見ていないです．


INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-1

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だって，いつも弁閉止のエアー音がして，目の前で水が止まりますから．
・運 転員から問い合わせがあったとき「あっ，ひょっとしたらサンプル弁が開いているかも」と思い，弁の確認をお願いしました．
・この日が特に忙しいわけでもなく，余裕のある日でした．
・いつもは，きっちりと水が止まるのを確認しているのですが・・・．そのときは，収納箱を持ち上げながら，スイッチの操作をしていたように思います．
・サンプリング（分析）のマニュアルは見たことはありますが，ルーチンですから見なくてもできます．
・廃水中の有機物が揮発することは知っていました．でもフィルターで吸着されるので，外部に出るとは思いませんでした．知っていたらもっとよく確認したと思います．
（参考）弁開閉スイッチの構造
・スイッチは「開」ポジションから 30°を超えた位置まで閉方向に廻さないと，手を離すと「開」ポジションにスプリングで戻る．この場合は，エアー音はしない．
・廻すのが固いようなスイッチではない．

閉

開
30°

○ 分析係員 B・私は，以前倉敷工場で分析係をしていて，15 年前にこの水島第一工場に移動してきた．
・この工場で，サンプル弁のスイッチを「閉」操作して，「閉」にならず戻ったことは過去に何度か経験があります．閉めたつもりでも「すぐ指を離す」と戻っていたことがあった．シンクの洗浄をしようとして廃液が流れているから気が付いたことがあった．
・サンプリング後のシンクの洗浄は，常識的にすると思う．廃液を流しているのだから，当然残らないよ
うに洗い流すはず．今回の「閉め忘れ」の話を聞いたときに「なんで？」と思った．洗浄していれば気付くはずなので．
・倉敷工場では，この水島第一や，第二工場で生産している製品が違うので，廃液もここより濃度が高い
ので，サンプリングしたポリビンと，シンクは最後に純水で洗ってから，ウエスで拭いて，試料収納箱に入れていましたので，その癖で，ここでもそうしています．そのほうが安全でしょ．
・第一工場は廃水濃度が低いので，「フィルターを通しても全量吸着できない」ことへの意識が低いのかもしれない．
・分析マニュアルには，そこまで（洗浄手順）は記載されていません．
・それと，これも倉敷工場の時からしていますが，サンプリング室を出るとき「部屋の照明」を消して確認してます．照明を消して，真っ暗だと表示灯がはっきり見えて，全部「緑」なら OK，「赤」なら何かし忘れているってわかるので．
・み んな，いろいろと自分なりの確認方法を持ってやっていると思いますよ．みんなベテランだから，自分のことを話したり，人のやり方を聞いたりしていないですが．
・新人の時に，先輩に教えてもらったやり方以外には，ほかの人のやり方を見たりしたことないですね．
・廃液をサンプリングする時の感覚は，「有害な揮発性毒物の入った水で危険」という感覚は，マヒしているかもしれない．いつもの作業なので慣れてしまった．危険な有機物を含んだ廃液を取り扱っているんだという意識が薄いのかもしれない．
・今回，分析係でトラブルを起こしたが，今までほかの部署で起こしたトラブルも紹介はされていたが，関係ない，他人事のように感じていたと思う．
○ 分析係員 C・私も，ずっとこの第一工場で分析係です．サンプリングなどの実務は先輩から教えてもらって勉強しました．係に分析マニュアルはありますが，しっかりとは見てないですね．だって，やっていることが書いてあるだけですから．
・サンプリングの時は，普通にポリビンに採取して，ウエスで拭いて収納箱に入れます．純水で洗ったことはないです．表示灯は，少し高い位置にあるので，あまり目に入らないですね．

26

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-1

・弁が閉まらなかった経験はないです．そういう話も聞いたことがないですね．
・サンプリング作業はルーチンであり，一人で作業を行っています．
・サ ンプリングを二人で行うことはないです．他の人のサンプリングを見る機会がないので，他の人がどんなことをしているのかわかりません．
・上司もサンプリング現場を見に来ることはないです．
・課長から，トラブル事例の紹介はありますが，係長や主任からは，特段の指導はありません．トラブル
も他部署のことだし，内容も違うのでピンときません．
・昔は仕事の内容が年齢によって変わっていました．若いときは「サンプリング」それから「事務所業務」
そして「主任」「係長」というように．でも今は 30 年ぐらい同じ業務の人が多いです．
・私も今は 25 年くらい同じ業務をやっています．たまに，40 歳 50 歳になってもハコ（試料採取箱）を持って歩くのか，と愚痴る人もいます．ベテランばかりですから仕方ありませんが．
・業務は単純作業（ルーチン）が３〜４割，それ以外は技術的な検討を行っていますが，残業は係員がだ
いたい０〜 20 時間／月ぐらいで，忙しい職場ではないです．生き生きと普通に仕事してます．特に問題のない職場だと思います．
○ 分析係主任
・過 去にサンプル弁の閉め忘れは聞いたことがある．第二工場で聞いた．この第一工場に来てからは，「閉め忘れ」のような話をしたことはない．
・私は，以前第二工場にいたが，サンプル弁の閉め忘れ対策をしていた．タイマーで閉め忘れても閉止されるもの．この第一工場には知らされていなかったようだ．
・昔の経験を話する人はいません．新人が居た頃は「ここはこうだよ」とか教えるので活性化しますが，今は新人もいません．
・分 析係はベテランぞろいなので，何かトラブルがあってもすぐに対応できるし優秀な係です．知識も技能もみんな持っているし，今までに分析係でトラブルを起こしたこともなく，作業も定型業務です．
たまたまと言ってはなんですが，一人が弁の閉め忘れをしたからといって，分析係として何か問題があったとは思えません．
・今回は人間のエラーというか，一人一人が注意する以外にどうしようもない．あとはハードで徹底的に対策するしかカバーできないと思う．
・課長からも，他課で起きたトラブルはきちんと紹介している．事象内容が分析係の仕事とあまり関係な
いが，しっかりやってきていたつもりです．
○ 分析係長・みんなベテランなので，サンプリングなどの現場作業を確認することはしていない．
・分析マニュアルは，ルーチン的な内容なので，見るとしても新人かと思う．
・新人に教えるときも，いちいちマニュアルで教えたりしない．
・操作の基本（指差喚呼，表示灯確認）などをわざわざ教えていない．
・ずっと以前は，２〜３人でサンプリングしていたが，サンプリングの頻度の見直しや，一部作業を委託化をしたり，分析機器の性能向上で，最近では１人で実施している．
・ベテランばかりなので，現場のことを皆で話し合う機会は減っている．全くない．
・トラブルの周知や注意喚起も，他課と比べて丁寧に説明もしているし，確実に行っている．課長がいつもやっている．係長としては，特に自係でトラブルもないので，それ以上はしていない．みんな仲も良いし，問題の無い良い職場だと思う．
・み んなそれぞれがしっかりやっていてくれていると思っていたし，現場のルーチン作業では今までも
何も問題はなかった．今回のようなうっかりミスは，確認をしっかりすれば防げると思う．しかし，トラブルを起こして本社からお叱りを受けているし，絶対に再発しない様にするには，ハード的な対策しかないと思う．

（参考）

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-1

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（参考）

拡大図

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-228

組織における情報伝達と上司への信頼との関係について
TheRelationshipbetweenInformationTransmissioninOrganizationsandTrustinSuperiors
福井

宏和（HirokazuFukui）＊1

要約
組織の上下間の情報伝達と上司への信頼との関係を質問紙調査のデータを基に検討した．その結果，上司への信頼が低下すれば，情報伝達がされていないと思われるが，情報伝達が向上すると上司への信頼が高まることが示された．したがって，管理職は，一般職との信頼関係を低下させないためにも，上からの情報も下からの情報も留めることなく適切に伝えていく必要がある．また，情報伝達が精神衛生に大きな影響を与えていることも示された．
キーワード

組織，情報伝達，信頼，精神衛生，質問紙調査

Abstract
Therelationshipbetweeninformationtransmissionbetweentheupperandlower
levelsoforganizationsandtrustinsuperiorswasexaminedbasedondatafromaquestionnaire
survey.Asaresult,itwasjudgedthatiftrustinthebossdecreases,informationisnotbeingcommunicated, but trust in the boss increases when the communication is improved. It is
necessaryformanagerstoappropriatelyconveyinformationfromaboveandfrombelowwithout
retardingitsflowinordernottoreducetherelationshipoftrustwithemployees.Itwasalso
shownthatcommunicationhasasignificantimpactonmentalhealth.
Keywordsorganizations,informationtransmission,trust,mentalhealth,questionnairesurvey

1. は
 じめに

るということは，単純に考えると，組織の上層部と一般職の中間にある職場の管理職で情報が留まり流安全文化に関わる質問紙調査を実施している．質れ難くなっていると考えられるのである．しかし，

問紙は，安全文化の 10 特性（INPO 2013）に基づ

本当に情報が流れ難くなっているのだろうか．一般

いて構成されている．その中に注目している２つの職と管理職の間に何らかの原因で信頼関係が低下し調査項目がある．一つは「会社から当然あなた方にていたならば，情報が伝わっていたとしても，情報知らされているべき事柄であるのに，それが知らさの流れに疑念を抱き，評定が低下する場合も考えられていないことがある（逆転項目）」と，もう一つれる．逆に両者に信頼関係ができていれば，情報のは「あなたの意見やアイデアが途中で立ち消えてし滞りが多少あったとしても情報の流れに対する評定

まって，上の方まで届いていないと思われるようなが低下することはないのではないかとも考えられ場合がある（逆転項目）」である．前者は上から下る．また，情報の流れが低下したために管理職へのへの情報伝達を評定する項目である．後者は下から信頼が低下する場合や，情報の流れがよくなったた

上への情報伝達を評定する項目である．この２つのめに管理職への信頼が高まる場合も考えられる．す項目に注目したのは，最近実施した調査で共に評定

なわち，上下職位間における縦の情報伝達と管理職を低下させている職場が認められるようになったかに対する信頼感は関連し連動していると考えられるらである．これら２つの項目の評定が低下するとのである．組織内における情報伝達には，縦の情報いうことが何を意味しているのかについて考えて伝達と，同僚間あるいは職場間で行われる横の情報

みたい．

伝達があるが，ここでは縦の情報伝達に限定して検上からの情報のみならず下からの情報も滞ってい＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所

社会システム研究所

討したい．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-2

2. 目
 的

29

分析の対象とした職場は，2018 年度と 2021 年度の調査の間で組織改正がされていない比較可能な組織の上下間における縦の情報伝達と上司への408 個所の職場である．ここで職場とは，課あるい

信頼感の関係を質問紙調査のデータを基に分析し，はグループと呼ばれている部署である．評定値の上

管理職の職場運営に参考となる情報伝達のあり方を

昇または低下の基準として効果量（ES）を用いた．

検討する．

Cohen（1969）は，ES=0.2 を小さな効果，ES=0.5

3. 方
 法

を中ぐらいの効果，ES=0.8 を大きな効果としているが，ここでは ES=0.5 を変化の基準値とした．
２つの測定尺度「縦の情報伝達」と「直属上司の全電力の原子力発電所・建設所で安全文化に関す姿勢」において，それぞれの評定値（逆転項目は，る大規模な質問紙調査が３年毎に定期的に行われて他の調査項目と同様に良好な状態で点数が高くなる

いる．至近に実施したその調査の 2018 年度と 2021

ように設定されている）の変化量から職場を次の３

年度のデータを使用して分析を実施する．有効回答

つに分類する．評定値が効果量（ES）0.5 以上に低者数（有効回答率）は，2018 年度 8451 名（98％），

下した職場（D），評定値が上昇したとも低下した

2021 年度 8321 名（97％）であった．この調査では，とも認められない効果量（ES）0.5 未満に維持され全調査項目の評定にリッカート法の５段階評定が採た職場（C），評定値が効果量（ES）0.5 以上に上昇用されている．

した職場（U）である．その結果，区分できる９つ

縦の情報伝達と上司への信頼感の関係を検討するの群と各群の分類記号を表１に示す．これら各群のため，質問紙調査で使用した調査項目から適切な測分布状態から縦の情報伝達と上司への信頼感との関定尺度を設定する．

係について検討する．

「縦の情報伝達」は，下記の２項目を使用して測定尺度を構成した．

表１ 「縦の情報伝達」と「直属上司に姿勢」の評定変
化に基づく分類
直属上司の姿勢

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）．
Q70………あ なたの意見やアイデアが途中で立ち消えて

低下 D
縦の情報伝達しまって，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）．
上司への信頼感は，上司への評価に反映されるも

低下 D

維持 C

上昇 U

DD 群

DC 群

DU 群

維持 C

CD 群

CC 群

CU 群

上昇 U

UD 群

UC 群

UU 群

4. 結
 果

のとして安全風土の下位要因である「直属上司の姿

各群の職場数を表２に示す．
「縦の情報伝達」の勢」（福井，2012）の評定を使用する．
「直属上司の評定が上昇し，「直属上司の姿勢」の評定が低下す

姿勢」の測定尺度は下記の項目で構成されている．

る UD 群に該当する職場は認められなかった．

Q03あなたの直属上司は，部下の能力や状況を十属上司の姿勢」
評定群の分布を示す．
「縦の情報伝達」

分把握したうえで業務の責任分担を決めて評定の低下群における「直属上司の姿勢」評定分布

図１に「縦の情報伝達」の評定３群における「直いる．
Q05あなたの直属上司は，安全性の向上に貢献し

表２

評定変化に基づき分類された職場数た部下が会社から認められるように努力して直属上司の姿勢いる．

低下 D 維持 C 上昇 U

Q30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．
Q49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もっているか明確である

縦の情報伝達

合計

低下 D

25

 72

 10

107

維持 C

13

167

 84

264

上昇 U

0

 10

 27

 37

合計

38

249

121

408

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-2

300% 0% 20% 20% 40% 40% 60% 60% 80% 80% 100%100%

10 10

167 167

84 84

上昇上昇
0 0 10 10

27 27

25 25

低下低下

直属上司の姿勢

維持維持
13 13

72 72

直属上司の姿勢低下低下 25 25

縦の情報伝達縦の情報伝達0% 0% 20% 20% 40% 40% 60% 60% 80% 80% 100%100%

維持維持

72 72

上昇上昇
10 10

13 13
167 167

84 84

0

0

10 10
27 27

縦の情報伝達低下低下
縦の情報伝達維持維持
縦の情報伝達縦の情報伝達縦の情報伝達上昇上昇
縦の情報伝達直属上司の姿勢低下 低下
直属上司の姿勢維持 維持
直属上司の姿勢
直属上司の姿勢
直属上司の姿勢上昇 上昇
直属上司の姿勢

図１ 「 縦 の情報伝達」評定３群における「直属上司の姿勢」評定群の分布

図２ 「 直 属上司の姿勢」評定３群における「縦の情報伝達」評定群の分布

は，低下 23.4%（DD 群），維持 67.3%（DC 群），上（UD 群）である．
「直属上司の姿勢」評定の維持群

昇 9.3%（DU 群）である．
「縦の情報伝達」評定のにおける「縦の情報伝達」
評定分布は，
低下28.9%（DC

維持群における「直属上司の姿勢」評定分布は，低群），維持 67.1%（CC 群），上昇 4.0%（UC 群）であ

下 4.9%（CD 群），
維持 63.3%（CC 群），
上昇 31.8%（CUる．
「直属上司の姿勢」評定の上昇群における「縦群）である．
「縦の情報伝達」評定の上昇群におけの情報伝達」評定分布は，低下 8.3%（DU 群），維

る「直属上司の姿勢」評定分布は，低下 0%（UD 群），

持 69.4%（CU 群），上昇 22.3%（UU 群）である．

維持 27.0%（UC 群），上昇 73.0%（UU 群）である．

表３に各群の「縦の情報伝達」の評定変化値を，

図２に「直属上司の姿勢」の評定３群における「縦表４に各群の「直属上司の姿勢」の評定変化値を示の情報伝達」
評定群の分布を示す．
「直属上司の姿勢」

す．また，
図３にそれらの評定変化をグラフで示す．

評定の低下群における「縦の情報伝達」評定分布は，

図１において，「縦の情報伝達」の評定が低下し低下 65.8%（DD 群），維持 34.2%（CD 群），上昇 0%ても，その低下職場の 67.3%（DC 群）で「直属上

表３
分類
DD 群

各群の「縦の情報伝達」評定変化値

2021 年度

2018 年度

N

平均

標準偏差

N

平均

標準偏差

25

3.08

0.35

25

3.98

0.31

平均の差

ES

-0.90

2.75#

DC 群

72

3.14

0.44

72

3.87

0.37

-0.73

1.77#

DU 群

10

3.14

0.53

10

3.88

0.39

-0.74

1.60#

CD 群

13

3.37

0.36

13

3.64

0.34

-0.27

0.77#

CC 群

167

3.61

0.35

167

3.71

0.34

-0.11

0.31

CU 群

84

3.58

0.38

84

3.56

0.39

0.02

0.04

UC 群

10

4.07

0.54

10

3.41

0.59

0.66

1.17#

UU 群

27

4.09

0.32

27

3.40

0.48

0.69

1.69#
#ES ≧ 0.5

表４
分類
DD 群

各群の「直属上司の姿勢」評定変化値

2021 年度

2018 年度

平均の差

ES

0.24

-0.56

2.18#

N

平均

標準偏差

N

平均

標準偏差

25

3.74

0.27

25

4.30

DC 群

72

4.02

0.31

72

4.03

0.31

-0.01

0.02

DU 群

10

4.40

0.29

10

3.98

0.32

0.42

1.38#

CD 群

13

3.76

0.68

13

4.26

0.39

-0.50

0.9#

CC 群

167

4.08

0.30

167

4.01

0.31

0.07

0.22

CU 群

84

4.27

0.26

84

3.72

0.39

0.56

1.69#

UC 群

10

4.16

0.26

10

4.02

0.33

0.14

0.48

UU 群

27

4.44

0.22

27

3.86

0.37

0.58

1.89#
#ES ≧ 0.5

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-2

#

4

3

#

2
1

5

#

2
1

2018年度

2021年度# ES≧0.5

#

4

3

#

2
1

2018年度

2021年度

2018年度

2021年度

縦の情報伝達縦の情報伝達縦の情報伝達直属上司の姿勢

直属上司の姿勢

直属上司の姿勢5CC群# ES≧0.5

5

3

評定値

#

4

#

2

CU群

# ES≧0.5

5

4
評定値

CD群

評定値

4

3

DU群

# ES≧0.5

5
評定値

評定値

5

DC群

# ES≧0.5

評定値

DD群

31

3
2
1

1
2018年度

2018年度

2021年度# ES≧0.5

#

4
3
2
1

2021年度

2018年度

2021年度

縦の情報伝達縦の情報伝達縦の情報伝達直属上司の姿勢

直属上司の姿勢

直属上司の姿勢

UC群
4
#

2
1

図３

# ES≧0.5

#

4

#

3

2
1

2018年度注）グラフは表１に基づき配置

5
評定値

評定値

5

3

UU群

# ES≧0.5

2021年度

2018年度

2021年度

縦の情報伝達縦の情報伝達直属上司の姿勢

直属上司の姿勢

各群の「縦の情報伝達」と「直属上司の姿勢」の評定変化

司の姿勢」の評定は維持されている．これは「縦の達」の評定維持群（CC 群）の割合 67.1% とほぼ同

情報伝達」の評定維持群における「直属上司の姿勢」

じである．しかし，「直属上司の姿勢」の評定が低の評定維持群（CC 群）の割合 63.3% とほぼ同じで下すると，その低下職場における「縦の情報伝達」

ある．しかし，「縦の情報伝達」の評定が上昇すると，の評定維持群（CD 群）の割合は 34.2% に低下し，その上昇職場における「直属上司の姿勢」の評定維「縦の情報伝達」の評定低下群（DD 群）の割合は持群（UC 群）の割合は 27.0% に低下し，「直属上司

65.8% となる．

の姿勢」の評定上昇群（UU 群）の割合は 73.0% となる．

以上から次のことが言える．縦の情報伝達が低下
しても上司への信頼感（直属上司の姿勢）が低下す

また，図２において「直属上司の姿勢」の評定がる可能性は小さいが，縦の情報伝達が向上すると上上昇しても，その上昇職場の 69.4%（CU 群）で「縦司への信頼感（直属上司の姿勢）も向上する可能性の情報伝達」の評定は維持されている．これは「直が高くなる．また，上司への信頼感（直属上司の姿

属上司の姿勢」の評定維持群における「縦の情報伝勢）が向上しても縦の情報伝達が向上したと評価さ

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-232

れる可能性は小さいが，上司への信頼感（直属上司

障のない範囲（例えば，個人の名誉を傷つけないなの姿勢）が低下すると縦の情報伝達も低下したと評ど）で職場全体に対応結果を伝えた方が認知度が高定される可能性が高くなる．

まりより効果的であろう．対応できない情報は，更に上位の権限をもつ管理職へ伝え組織的に確実に対

5. 考
 察

応していく必要がある．重要なことは，一般職から伝えられた情報を無視してはいけないということで上記分析結果は，上司への信頼を示す指標としてある．情報発信者にとって自身が発信した情報がど「直属上司の姿勢」を用いたが，上司への信頼が低のように受け取られ，対応されたのか気になるもの

下すれば，情報伝達がされていないと思われ，情報である．

伝達が向上すると上司への信頼が高まることを示唆

上記検討からも情報伝達と精神衛生が密接に関係している．このことから上司と呼ばれる管理職は，していると思われる．
「縦の情報伝達」と「直属上一般職からの信頼を低下させないように努力しなけ司の姿勢」の評定変化各群における「精神衛生」のればならない．そして，一般職との信頼関係を向上

評定変化も検討してみる．
「精神衛生」の測定尺度（三させようとするならば，上層部からの情報も一般職

隅，1984）は，下記の調査項目から構成される．

からの情報も留めることなく適切に伝えていくこと

Q16………あ なたは，自分の責任範囲がはっきりしていが必要となる．

ないとおもう（逆転項目）

上層部からの情報に一般職と直接関係のない情報

Q77………あ なたは，これからの人生をあれこれと考えも含まれる．管理職は，その場合一般職へ情報を伝てみて「将来なんとなく不安だ」という気がえないことが多いと思われるが，一般職にとって直する（逆転項目）

接関係のない管理職のもつ情報も伝えられることに

Q78………あ なたは今の会社を辞めてしまいたいと思う

よって，組織の一員としての自覚ができるものであことがある（逆転項目）

る．また，必要以上の情報が伝えられることによっ

Q79………あ なたは直属上司から無理な圧力を感じるこて，必要な情報は必ず伝えられていると確信させるとがある（逆転項目）ことも期待できる．上層部からの情報は，必要な情報は当然のこと，必要性のない情報も支障のない範

表５に各群の「精神衛生」評定変化値を示し，図囲で広めに一般職に伝えることが望まれる．

４にその変化をグラフで示した．
「直属上司の姿勢」

一般職からの情報には，取るに足らない情報も上が上昇すると「縦の情報伝達」が低下することがな層部へ伝える必要のない情報も含まれる．管理職のければ（CU 群，UU 群），「精神衛生」は良くなる

権限内で処理できる情報は上へ伝えなくてもよいが，「縦の情報伝達」が低下すると（DD 群，DC 群，

が，一般職から何らかの情報を伝えられた管理職

DU 群）「，直属上司の姿勢」が上昇しても「精神衛生」

は，その管理職の権限で対応できるものは確実に対の評定は低下している．情報伝達が精神衛生に大き応し，結果を情報発信者に回答する必要がある．支な影響を与えているものと考えられる．

表５
分類
DD 群

各群の「精神衛生」評定変化値

2021 年度

2018 年度

N

平均

標準偏差

N

平均

標準偏差

25

3.01

0.34

25

3.66

0.31

平均の差

ES

-0.65

1.98#

DC 群

72

3.17

0.42

72

3.42

0.38

-0.25

0.63#

DU 群

10

3.17

0.47

10

3.50

0.36

-0.33

0.77#

CD 群

13

3.20

0.54

13

3.54

0.32

-0.34

0.77#

CC 群

167

3.39

0.35

167

3.46

0.32

-0.06

0.19

CU 群

84

3.46

0.40

84

3.25

0.37

0.21

0.53#

UC 群

10

3.70

0.35

10

3.49

0.48

0.21

0.48

UU 群

27

3.71

0.29

27

3.28

0.34

0.43

1.35#
#ES ≧ 0.5

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-2

5

4

#

3
2

4

1

2021年度

2018年度3

5

2

2018年度5

2021年度

5
4
評定値

評定値

2018年度UU群# ES≧0.5

3
2

図４

#

3

1

2021年度4

1# ES≧0.5

5

2

UC群

注）グラフは表１に基づき配置

2021年度4

3

1

2021年度

2018年度CU群# ES≧0.5

2

2018年度

3

1

2021年度

4

#

#

2

CC群

# ES≧0.5

5

評定値

3

評定値

2018年度

CD群

1

4

#

# ES≧0.5

5

2

評定値

1

DU群

# ES≧0.5

5

評定値

評定値

4

DC群

# ES≧0.5

評定値

DD群

33

# ES≧0.5#

32

2018年度

2021年度

1

2018年度

2021年度

各群の「精神衛生」の評定変化

謝
 辞

引
 用文献

本 研 究 は， 一 般 社 団 法 人 原 子 力 安 全 推 進 協 会

Cohen, J.（1969）．Statistical Power Analysis

（JANSI）とその会員のご協力のもとに実施できた

fortheBehavioralSciences.NewYork:Academic

ものである．深く感謝申し上げます．

Press.
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.
Institute of Nuclear Power Operations（2013）．
TraitsofaHealthyNuclearSafetyCulture.INPO
12-012,Revision1.
三隅二不二（1992）．リーダーシップ行動の科学（改訂版）有斐閣．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-3

34

リソースと安全文化の関係性に関する考察
ADiscussionoftheRelationshipBetweenResourcesandSafetyCulture河合学（ManabuKawai）＊1

要約
原子力産業に関わる組織成員が，リソース（要員，予算）によって安全文化にどのような影響を受けているのか，どのような要因がリソースとの関連があるのかを，調査データの分析を通して明らかにするものである．リソースは，安全文化との間に正の相関が認められ，リソー
ス（要員）についてはその傾向が強く認められる．また，リソース間に関連が見られ，技術継承や不安感にも影響があることがわかる．リソース不足が，幹部への不信感に繋がっており，リソー
ス（予算）の過不足により幹部への評価が変わってくる．したがって，事業所の幹部は，組織内全体が同じ価値観を持ち安全を最優先に取り組むにはどのような施策が必要かを考える上で，リソースが重要な位置を占めていることを常に意識することが重要である．
キーワード

原子力，リソース，要員，予算

Abstract
Throughtheanalysisofsurveydata,thispaperclarifiedhowasafetycultureis
influencedbyresources（personnelandbudget）
andwhatfactorsarerelatedtoresourcesbythe
organizationalmembersinvolvedinthenuclearindustry.Resourceswerefoundtobepositively
correlatedwithsafetyculture,andthistendencywasstronglyobservedforresources（especially
personnel）.Inaddition,anassociationwasfoundamongresources,indicatingthatthereisan
influenceontechnicalsuccessandonproducingasenseofinsecurity.Insufficientresourcesleadtodistrustofexecutives,andtheevaluationofexecutiveschangesdependingontheexcessor
deficiencyofresources（especiallybudget）.Therefore,itisimportantforexecutivestoalwaysbe
awarethatresourcesoccupyanimportantpositioninconsideringwhatmeasuresarenecessaryto ensure that everyone in the organization shares the same values and places the highest
priorityonsafety.
Keywords

nuclearenergyindustry,resources,personnel,budget

1. 問
 題設定

は，組織でよく使われるが，ここで安全最優先といえば，何か判断するときに「いかなる場合も安全を

安全を重視する組織において，安全文化醸成は常最優先せよ」ということであり，これを実行しように支持される言葉であり，安全文化の綻びが見られとすると，安全に対して無制限にリソースを充てなるのは安全文化醸成活動が十分でなかったからだとければならないということになる．しかし，リソー言われるのが現状である．組織にはそれぞれ文化がスには当然限りがあり，安全だけに全てを配分するあり，組織の一人ひとりの判断や行動に影響を与え

わけにはいかない．そこで IAEA が示した安全文化ている．安全に関しても同様であり，組織文化は安の定義は，「安全に関する問題に，まず最初に注意

全にプラスとなる影響を与えることもあれば，安全を向けること」としている（高城・前田，2019）．

を阻害することもある．安全文化は組織文化の安全リソースと安全文化の関係は明確でないものの，に関する側面である．また，安全最優先という言葉少なからず関係性はあるものと想定することが可能＊ 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 . 29 2022 SR-335である．本稿の目的は，このことを一つの調査デー

独立変数を１個採用するという手順を繰り返す．独

タの分析を通して明らかにする．

立変数の選択基準はあくまでも統計的な指標に基づ

2. デ ータと分析のモデル
2.1 使
 用するデータ使用するデータは，2021 年に原子力産業従事者に対して実施された安全にかかわる意識調査から得られたものである．本調査で調査対象とされた回答
者が所属する事業所は 34 の事業所で国内の電力会社である．サンプルサイズは，n ＝ 11642 であり十分であると考えられる．

2.2 使
 用する変数

くため，選択さ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
以下に分析の結果を示す．

3.1 安
 全文化とリソース
総合得点とリソース（要員）の値について，各事
業所毎にプロットしたのが図１になる．これよりリソース（要員）の点数が高いほど総合得点が高くなる傾向が見られる．表１に示すとおり相関係数は .857 と，総合得点とリソース（要員）との間に高設問はリソースに係る次の設問，「あなたの職場い相関がある．次に総合得点とリソース（予算）のでは，業務を遂行する上で必要な要員が確保，配分

値について，各事業所毎にプロットしたのが図２にされている」「あなたの職場では，原子力発電所のなる．これよりリソース（予算）の点数が高いほど信頼性向上のためリスク低減に必要な予算が確保さ

総合得点が高くなる傾向が見られる．表２に示すとれている」を使用した．その他にリソースに係る設おり相関係数は .632 と，総合得点とリソース（予算）問との関連を見るため，同時に調査で実施されたとの間に高い相関がある．

78 の設問を使用する．
「そう思う」「どちらかというとそう思う」「どちらともいえない」「どちらかというとそう思わない」「そう思わない」の５件法で尋ねており，
５点から１点までを割りあてた．
リソース（要員）の平均値は 3.07，
標準偏差は 1.306，
リソー
ス
（予算）
の平均値は3.55，
標準偏差は1.089であった．

2.3 分
 析の方法とモデル
意識調査に使った「安全文化測定尺度」の複数の設問と，「リソース」との関連を探るため，安全文
化測定尺度の全ての平均点（以下総合得点という）とリソースの点数を調査を行った各事業所毎に平均点の高い順に並べた．
次に「リソース」と関連の深い設問を探るため，「安
全文化測定尺度」のすべての設問を独立変数候補とし，「リソース」を目的変数としたステップワイズ
法による重回帰分析を行う．重回帰分析や判別分析の場合，独立変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

図１

表１

安全文化総合得点とリソース（要員）

安全文化総合得点とリソース（要員）の関連

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-3

36

リソース（要員）について，同時に実施された設問群からステップワイズ法により選択された設問が表３になる．非標準化係数を見ると負担軽減対策と要員とが最も関連が強いことがわかる．次に関連が強いのは，時間確保であった．そして，予算確保，
技術継承，不安感と続く．要員不足に対する要望である負担軽減対策との関連が強いのは当然のことであろう．また，「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」と関連が強いとい
図２

表２

安全文化総合得点とリソース（予算）

安全文化総合得点とリソース（予算）の関連

うことは，安全文化に影響する注目すべきことであり，要員不足により改善にかける時間が割けないという状況が生まれているということである．一方，「信頼性向上のためリスク低減に必要な予算が確保されている」というリソースのもう一方の予算確保との関連が強いことが示されており，要員と予算は連動していることがわかる．技術継承「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」についても，要員と関連が認められることから，要員が不足すると技術継承が円滑に進まない懸念があるということである．将来不安「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」は，要員が不足する中で自分はどのようになっていくのだろうという将来に対する不安が表れているものであろう．

3.2 リ
 ソースと関連する設問

リソース（予算）について，同時に実施された設問群からステップワイズ法により選択された設問が
表３

リソース（要員）と関連設問（1）

表４

リソース（予算）と関連設問（2）INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-337

表４になる．非標準化係数を見ると時間確保と予算は関連しており，業務の中では一体として扱われてとが最も関連が強いことがわかる．次に関連が強いいるようである．また，予算が限られているためか，のは，懸念対応であった．そして，要員確保，要望

協力会社の意見・要望に応えられていない様子がう

対応，組織意識と続く．時間確保「安全に係る懸念かがわれる．
「幹部は，規制基準に満足することなや改善方法を検討，提案する時間が確保できている」

く，原子力安全の高みを目指すことに積極的に取りと予算との関連が強いのは興味深いことで，予算が組んでいる」という設問との関連が強いことは注目限られることにより改善にかける時間が確保できなすべきであり，安全に対する幹部の姿勢もしくは会い，言い換えると予算の過不足により懸念や改善に社の姿勢が，実際に業務を進めている従業員にとっかける時間が左右されるということであり，これはて，予算不足で業務が円滑に進められないことに対安全文化に影響する重要な要素であると考えられする幹部への不信感に繋がっているということが考る .「負担（追加業務，コスト）になっても安全にえられる．すなわち予算の過不足により幹部への評係わる懸念事項や提案に対して真摯に対応してい価が変わってくるということである．

る」，「追加業務やコスト増になる場合でも協力会社

経営資源には，ヒト，モノ，カネ，情報，時間なからの意見・要望をきちんと受け止めている」につどの項目があり，これらを組織の状況に応じて適切

いては，コスト（予算）を直接聞いている設問であに配分することにより，組織は安定した状態で維持

り関連が強いのは当然である．一方，「幹部は，規できるものであり，どれが少ないから状態が悪いと制基準に満足することなく，原子力安全の高みを目いうものではない．しかしながら，安全を常に高い指すことに積極的に取り組んでいる」との関連が強水準で維持しなければいけない組織においては，といことは注目すべきである．

りわけ経営資源の配分は重要になるであろう．今回

4. 議
 論

の分析結果を見る限り，安全文化醸成にはある程度
従業員が満足する要員，予算，時間が必要であることがわかる．

安全文化を測る設問の総合得点とリソースとの一方，要員の能力は本人の動機づけに大きく左右間には強い正の相関が認められた . リソース（要員）

されている．人的資源を有効に活用するには，要員についてはその傾向が強く，昔から言われる「人・物・の持っている能力を大いに発揮できる状況を作るこ金」は会社の経営上重要な構成要素となっていること，可能性のある能力を開発することが必要であとが，この結果から明らかとなった．最初に，
リソー

り，そのための組織マネジメントが HRM（人的資ス（要員）と関連が強い設問を見ると，要員不足を源管理）といえる．これにより，個を活かすことこ

補うために施策を会社が行っているかという設問がそが組織を活性化することになる．組織は経営環境上がっており，忙しさに対する緩和を期待する声をに適応しながら諸活動を行う．その基本となるのが伝えたいことがわかる．また，忙しい中で職場にお経営理念であり，その中に「個の活用」「個の尊重」

いて安全に係る懸念や改善方法を検討，提案する時の考え方が明確に織り込まれていることが大切であ間がないとあり，安全に対する改善活動が，時間がる．例として上げると，ある製薬会社では「人の健ないために円滑に行われていない様子がうかがわれ康のために役立つ企業」を掲げている．社員一人ひる．リソース（要員）とリソース（予算）は関連がとりが，仕事をする一番の目的を，患者さんのため，あり，要員と予算の過不足の感じ方は連動している薬を必要とするお客様のため，と考えており，社会ことがわかる．さらに，要員不足が技術伝承へも影的意義や誇りを持って活き活きと仕事をしている．

響を与え，伝えなければならないことが十分に伝え経営理念の中に人間観が明確に示されている企業でられていない様子が見られる．要員不足により業務は，全社的に共通する価値観が存在し，従業員が会が円滑に進められていない中で働く人たちの不安の社に誇りを持っている（青井，2002）ことが考えら声があがっていることが考えられる．

れる．

次に，リソース（予算）と関連が強い設問を見る

これまでリソースが重要であることを述べてきたと，安全に係る懸念や改善方法を検討，提案する時が，一方で，従業員のモチベーションを保つには，間がないと，リソース（要員）に上がってきた設問

社会的貢献感と誇り（池田・秋保・金山・藤田・後が同じように選択されている．要員と予算の過不足

藤・河合，2021）が重要である．経営理念においてINSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-338

それらが示されていることで組織が進むべき道標となり，経営層を含む従業員が一体となり，安全文化が醸成された組織を創り出していくと考えられる．

5. 最
 後に
現状の電力業界を取り巻く環境は，電力自由化等
により競争が求められるものとなっている．特に原子力従事者にあっては，福島第一原子力発電所事故
以降の規制基準の厳格化により，その対応のためにリソースの管理が重要となってきている．原子力産業に対して新たな規制基準が定められ，発電所を動かすためにはそうした規制基準に合格する必要があ
る．原子力産業に従事する人々は，限られた時間のなかで限られたリソースを最大限に活用して，業務に取り組んでいることが想像される．その舵取り役
は，本店や発電所の幹部が担うものであり，組織内全体が同じ価値観を持ち安全を最優先に取り組むにはどのような施策が必要かを考える上で，リソースが重要な位置を占めていることを常に意識することが大切であろう．

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．

引 用文献
青井倫一（2002）．ヒューマンリソース（pp. 116117）総合法令出版．
池田浩・秋保亮太・金山正樹・藤田智博・後藤学・
河 合 学（2021）．安全の現場に求められるワークモチベーション：安全志向的モチベー
ションの効果とその源泉としての自己価値充足モデル，産業・組織心理学研究，34, 133146．
高城美穂・前田典幸（2019）．安全文化をつくる
新 た な 行 動 の 実 践（pp, 48） 日 本 電 気 協 会新聞部．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-4

39

原子力発電所の安全風土が事故件数に与える影響：
一般化線形混合モデルによる検討
The Effect of Safety Climate on the Number of Accidents at Nuclear Power Plants:
Analysis with Generalized Linear Mixed Model
＊
＊1
寺口
寺口司（7VXNDVD7HUDJXFKL）
司（TsukasaTeraguchi）

要約  本研究では原子力発電所における安全風土によって将来の事故件数が減少するのかを検討することを目的とした．これまでの研究においても，原子力発電所内の安全風土の高まりによって発電所内の安全性が高まる可能性は示唆されてきた．しかし先行研究の多くはデータの分布の形状や階層性を考慮してこなかった．そこで本研究では日本国内の電力会社  社が有する原子力発電所計  事業所に従事する従業員約  人を対象とし， 年度から  年度までの安全風土調査に関する回答データと各発電所における事故件数との関連を一般化線形混合モデル*/00 により検討した．その結果，各発電所のある年度の各安全風土の要因をそれぞれ説明変数とし，その ～ 年後の事故件数を目的変数としたところ，「安全の職場内啓発」，「精神衛生」が高いほど有意に事故件数が少ないことが示された．以上より，より妥当性の高い分析を持って，原子力発電所内の安全風土によって将来の事故件数が変わる可能性が示唆された．
キーワード安全風土，安全文化，一般化線形混合モデル

Abstract The purpose of this study was to examine whether establishing a good safety climate in nuclear
power plants would reduce the number of future accidents. Previous studies have suggested that the safety
climate in nuclear power plants may increase the overall safety of nuclear power plants. However, most of
the previous studies did not consider the shape and hierarchy of the data distribution. In this study, aGeneralized Linear Mixed Model (GLMM) was used to examine the relationship between the number ofaccidents at each nuclear power plant and the safety climate survey results obtained in FY 2012 to FY 2021
that targeted approximately 7,500 employees at 15 nuclear power plants owned by nine electric powercompanies in Japan. The relationship showed that the higher the level of “safety education in theworkplace”and the higher the level of “mental health”, the fewer the number of accidents. The findings
suggested that with a more valid analysis the number of accidents in the future would change depending on
the safety climate in the nuclear power plants.
Keywords

safety climate, safety culture, Generalized Linear Mixed Model

1. はじめに性の確保は喫緊の課題となっている．
安全性向上のためには様々な検討が行われており，

 年の福島第一原子力発電所の事故以来，日本中でも組織心理学分野においては安全風土 VDIHW\

国内の多くの原子力発電所が運転停止していたもの

FOLPDWH や安全文化 VDIHW\FXOWXUH から検討さの，各所で再稼働に向けた手続きが進んでいる．

れている．しかし，原子力産業での安全風土の重要性

年  月時点において，全国  基の原子炉のうち  基は認識されながらも，それらが実際の事故に及ぼす影が廃炉となった一方で，新規制基準の中で  基がす

響についての実証的検討はいまだ十分であるとは言でに再稼働しており， 基が審査中， 基が設置変更

い難い．そこで本稿では原子力発電所内の従業員の安許可済みである 資源エネルギー庁 ．着実に全風土により，将来的な事故件数が実際に減少するの再稼働が進む現代の原子力発電事業においては，安全かを検討し，安全風土の重要性について議論する．

※１（株）原子力安全システム研究所社会システム研究所＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所 社会システム研究所

40

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-4



2. 問題により安全文化が高い原子力発電所ほど，事故発生

数が低いことが示された．日本国内においても，福2.1
 安全風土と安全性

井  ではある電力会社が有する複数の原子力



発電所における安全風土の回答と事故発生数との関

原子力産業における職場の安全風土は安全性維持係を相関分析，回帰分析で検討しており，安全風土の上で重要な要因である．安全風土とは組織成員を得点が高い発電所ほど事故件数が少ないことを示し

安全の配慮や安全行動に導く組織環境であり，従業ている．そのほか，安全風土の醸成と仕事の満足度

員間で共有するその知覚を集約し測定可能にした特藤田 や安全確認行動 福井・吉田・山浦

性を指す HJ福井=RKDU ．=RKDU などの主観的指標との関連などが検討されて の安全に関する組織風土研究を皮切りに，各いる．

分野において尺度の開発 HJ:LOOLDPVRQ)H\HU

これらに関連して &ODUNH  では，安全風土&DLUQV %LDQFRWWL=RKDU や介入と安全指標との関連に関する  の研究についてメ研究 HJ/HH+XDQJ&KHXQJ &KHQ

タ分析を行っている．メタ分析とは主に心理学分野=RKDU ，安全行動との関係の検討 HJ1HDO

などで使用されている手法で，既存の複数の研究の*ULIILQ +DUW など，安全風土に関する多統計量を収集・統合し解析することにより研究間でくの研究が行われてきた．安全風土の重要性はこれ一般化可能な知見を得ることができる．このメタ分まで指摘されてきており，良好な安全風土が職場の析で用いられた  の研究の中には原子力関連事業

安全性の上で重要であることはある程度のコンセンのみならず工業や軍隊など各種職業を対象とした研サスが得られているという主張もある 0HDUQV

究が含まれており，研究手法についても過去の事:KLWDNHU )OLQ ．

故・怪我を振り返ってもらう方法から，数か月にわなお，安全風土と同様の概念で安全文化がある．

たって追跡調査を行い事故・怪我の件数を測定する

こ れ は 国 際 原 子 力 機 関  ,QWHUQDWLRQDO $WRPLF

方法まで様々であった．これらを用いて &ODUNH(QHUJ\ $JHQF\ ,$($  が 提 唱 し た 概 念  ,16$*

 では安全風土の高低が，個人・職場での事故・

 で，「原子力の安全の問題には，その重要性に

怪我の発生頻度，安全行動の遵守，安全向上の推進

ふさわしい注意が最優先で払われなければならない．

にどのように係わるのか検討している．その結果，安全文化とは，そうした組織や個人の特性と姿勢の安全風土と実際の事故・怪我との関連は強くはない総体である．」としており，安全文化が顕在化したもものの，将来の予測 LHある時点での安全風土のが安全風土であるとされる 西田 ．本稿

得点によってその時点以降の事故・怪我の件数を予で紹介する先行研究には安全風土もしくは安全文化

測する においては安全風土得点が高いほど，事故・を検討した研究が混在しているが，本稿内では同等

怪我がより少ないことが示された．
しかし，&ODUNH  では将来の予測を行う研のものとして扱う．
さて，このように安全風土については多くの検討

究は  研究中  研究しか扱っておらず，安全風土にがなされているものの，原子力産業における安全風

よって将来の安全性が変わると主張するにはより多土によって実際にどの程度，原子力発電所が「安全」

くの研究が必要であると言えるだろう．そこで本研になるかを実証的に検証した研究は必ずしも多くは究では  年度から  年度まで各発電所においない．例えば /HH  ではイギリスのある原子て継続して測定されてきた安全風土得点と，日本国

力関係事業に従事する従業員に過去の事故・怪我の内の各原子力発電所における各年度の事故件数が関件数と  要因で構成された安全風土について尋ね，連するのかを検討した．

事故・怪我の経験がある従業員はそうでない従業員

に比べて安全風土をより低く回答していることを示

2.2 分析上の問題と解決している．また 0RUURZ.RYHV %DUQHV  は

米国内の にあたる原子力発電所を対象に質問紙

本研究で安全の指標とする事故件数を取り扱う上調査を実施し，安全文化と  年後の事故発生数とので注意しなければならない点がつある．つは客観指相関を検証した．その結果，相関分析，重回帰分析

標の多くは正規分布に従わないという点である．特に

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-4

今回扱う各原子力発電所の年間での事故件数は必ず

41

階層性を考慮した分析は必要と言えるだろう．

以上になる整数であり，また頻繁に発生するものでも以上の点から，本研究では分析に一般化線形混合モ

ないために付近にデータの分布が集中する偏った分

デ ル  *HQHUDOL]HG /LQHDU 0L[HG 0RGHO 以 下 ，布となる．重回帰分析やW検定，3HDUVRQの相関係数な「*/00」 を用いた．*/00はマルチレベルアプローチ

ど一般によく用いられる統計分析の多くは従属変数の一種で，データが入れ子構造になっている際に使用が正規分布であることを仮定しており，正規分布でなできる HJ同じ参加者が繰り返し調査に参加すいデータに対して使用すると線形関係を過剰もしくる，複数の会社の社員が調査に参加する ．*/00は回は過少に評価してしまい，結果の歪みが発生しうる．

帰分析を行う際に，グループごとに回帰直線の傾斜やそのため，従属変数に正規分布以外を仮定した分析を切片が変わる可能性を考慮に入れることが可能であ用いる必要がある．先行研究の多くは事故件数等の客る．例えば本研究で扱う事故件数であれば，本来安全観指標に対して正規分布を仮定した分析を用いてい風土が高まれば事故件数が減るという関係性になっるため HJ福井0RUURZHWDO ，ていたとしても，各発電所の元々の事故件数の差異に正確な分析となっていない可能性があり，再検討が必

よって，全発電所を対象に分析した際に安全風土の変要であると言える．

化ではなく発電所の違いによって回帰される危険性

もう点は年度を超えて同じ発電所等で繰り返し計がある．*/00ではこの発電所間でのそもそもの事故の測されたデータであるという点である．本研究では各起きやすさの影響を調整することが可能である．

年度の安全風土によって各発電所における事故件数

加えて*/00では正規分布以外の従属変数を扱うこを予測することを目的とした．しかし，この事故件数とが可能である．例えば0F*RQDJOH:DOVK.DWK には各年度の安全風土のみならず個体差，つまり各発

0RUURZ  では食料雑貨店従業員の安全風土と電所の特徴が影響しうる．例えば年月時点にお怪我の件数との関係を検討するうえで，*/00と同じく

いて日本国内の原子炉全基のうち，基は廃炉とな

正規分布以外の従属変数を扱うことが可能である一っており，再稼働しているのは基のみである 資源

般化線形モデル *HQHUDOL]HG/LQHDU0RGHO を用いエネルギー庁 ．原子炉の稼働率の高低によった分析を行っている．この分析では，店舗内かつ部て事故の発生件数が異なることは自明であろう．また，署間の違いを考慮しない分析ではあるものの，安全と発電所に原子炉が何基存在するのか，原子炉の種類は

仕 事 の 優 先 度 が 競 合 す る 状 態  ZRUN  VDIHW\

何か，何年稼働しているものであるのかなどでも事故

WHQVLRQ が怪我の件数を増加させることを示した．

件数が異なる可能性は推測される．こういった各発電

本研究で扱う事故件数に対しても有効な分析手法と所の特徴は年度間で共通し，事故が発生しやすい発電なり得るだろう．

所ではそうでない発電所に比べて，安全風土の高低に以上より，本研究では福井  をベースに，安関わらず一貫して事故件数が多くなることが予測さ

全風土得点が事故件数にどのように影響するのかをれる．

*/00で検討することを目的とした．

このように複数のデータ LH各年度の事故件



数 がつのグループ変数 LH各発電所 によっ3. 方法てまとまり，グループ変数内で相互に似通ったデータになるという特徴を持つ階層性のあるデータを分析

3.1 調査概要・対象

する際にはサンプルの独立性の問題，個人とグループ

の分散の違いの問題などからグループ変数を考慮す

本研究では日本国内の原子力関連事業に従事する

るマルチレベルアプローチを用いる必要がある 清水

従業員の意識調査データを使用した．この調査は ．階層性のあるデータに対して従来の回帰分析

年度から年ごとに継続的に実施されている調査であ等を用いた場合，説明変数と目的変数との関係性を過り，例えば年度の調査では日本国内の原子力関連剰に評価し，またグループレベルでの違いによって結事業に従事する従業員約人を対象に，自身の職果の解釈が困難になる危険性がある．特に本研究では場の安全風土について計項目の設問で回答を求め

事故件数のみならず，安全風土についても事業所レベている．調査回答者は事業所間で差異はあるものの，ルでの階層性が指摘されている 藤田 ため，

原則として課長職相当以下は従業員全員が回答対象

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-4

42

7DEOH使用した安全風土項目一覧

となっており，有効回答率は総計で割を超えている．
本研究では以上の調査データのうち，年度，

要因名
組織の
安全姿勢

年度，年度，年度の電力会社社が有す
る原子力発電所事業所に勤める従業員の回答を使

直属上司の
姿勢

用した．なお，本研究では「設問の半数以上が欠損値となっている」もしくは「回答のすべてに同一得点もしくは同一の選択肢の回答をしている」場合，分析対

安全の
職場内啓発

象からは除外した．分析の対象となった回答者数は
年度で人，年度で人，年度で人，年度で人であった．

安全配慮
行動

なお，本調査の結果は各実施年度において調査対象各社に対して，その事業所の各調査項目の記述統計量

モラル

や調査対象全体との比較結果をフィードバックして
いる．


3.2
 安全風土得点

仲間意識



意思疎通

本調査では各年度において安全風土に関する様々な設問を尋ねている．設問内容は調査年度によって異なり，約項目で構成されている．ただし，これらの精神衛生

うち，福井  ，河合  で使用している安全風土尺度の「組織の安全姿勢」，「直属上司の姿勢」，「安全の職場内啓発」，「安全配慮行動」，「モラル」，「仲間意識」，「意思疎通」，「精神衛生」の計要因項目 7DEOH については各調査を通して継続的に計測されている．これらの設問への回答はすべて
 そう思わない ～ そう思う の件法であった．
本研究では年度から年度までの各発電所の安全風土の指標として以上の要因の得点を使用した．得点は回答者ごとにまず各要因項目での平均値を算出して回答者個人の安全風土得点を算出し，そして発電所単位で個々人の安全風土得点の平均値を算出して各発電所の安全風土得点とした．回答者の各項
目に欠損値が含まれる場合はその項目を無視し，残りの項目で平均値を算出している．なお，年度，
年度，年度については上記の手法を用いたものの，
年度のデータについては各発電所への報告書内に記載された合計得点の数値を用いた．そのため，
7DEOHには年度から年度までの信頼性係数
&KURQEDFKのアルファ の最大値・最小値を掲載して
いる．


信頼性
項目例
係数
安全の取り組みに対する発電所幹部の熱.81 ～ .84
意・意気込みが伝わってく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
あなたの職場では、直属上司から仕事(業務) .83 ～ .84の内容について納得のいく説明がなされている
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、安全について難しいこと .86 ～ .86
も話し合うという雰囲気がある
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
職場の仲間は、能率の良い作業方法を思い .84 ～ .86
ついた場合でも実行する前に安全性を確認している
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、組織の常識に捉われず、 .58 ～ .62
一般市民の視点も重視して仕事をすることが大切と思っている人が多い
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）
あなたの職場の仲間はチームワークがとれて .85 ～ .90
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、その直属上司と連絡を .69 ～ .75
うまくとっている
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）
あなたは今の会社をやめてしまいたいと思う .67 ～ .70
ことがある（逆転項目）
一般的にいって、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）

3.3 事故件数

各原子力発電所の安全のパフォーマンス指標として原子力安全推進協会の提供するサイト「原子力施設
情報公開ライブラリー ニューシア 以下，「ニューシア」原子力安全推進協会 」の各発電所におけるトラブル情報等件数のデータベースを使用した．ニューシアでは年から現在までの，各発電所におけるトラブル情報等の報告を集積している．この
トラブル情報等の報告について，ニューシアでは法令に基づき国への報告が必要となる情報である「トラブル情報」，国へ報告する必要のない軽微な事象であるが，保安活動の向上の観点から電力各社で共有化するだけでなく，産官学でも情報共有化することが有益な情報である「保全品質情報」，トラブル情報，保全品
質情報以外の情報で，原子力発電所運営の透明性向上の観点から電力会社がプレス発表やホームページへの掲載などにより公表している情報である「その他情報」のつに分けて情報公開を行っている 原子力安全推進協会 ．
本研究ではニューシアと同じく各発電所のトラブ

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-4

43

ル情報，保全品質情報，その他情報の件数を年度ごと
ル情報，保全品質情報，その他情報の件数を年度ごと 件数では年間件未満であった．また，安全風土
件数では年間件未満であった．また，安全風土にカウントした．なお，対象となったデータは
にカウントした．なお，対象となったデータは 得点については年ごとのデータのみではあるが，年得点については年ごとのデータのみではあるが，年年度から年度までの件数であった．
年度から年度までの件数であった．


度間での差異が点未満に納まっている．
度間での差異が点未満に納まっている．



続いて安全風土得点の要因間での相関関係につい続いて安全風土得点の要因間での相関関係につい4. 結4.
果 結果て検討を行う．
て検討を行う．
今回のデータは発電所単位のデータで今回のデータは発電所単位のデータで

あり，同じ発電所に対して繰り返し調査を行っている．
あり，同じ発電所に対して繰り返し調査を行っている．

分析は主に5を用いて行い，*/00にはOPHパ そのためこのデータは階層性を持つデータであるとそのためこのデータは階層性を持つデータであると分析は主に5を用いて行い，*/00にはOPHパ
ッケージ
ッケージ
YHU
YHU
を使用した．また，マルチを使用した．また，マルチ いえるだろう．そこで，発電所をグループ変数とするいえるだろう．そこで，発電所をグループ変数とする
レベル相関分析についてのみ，+$'
レベル相関分析についてのみ，+$'
清水清水マルチレベル相関分析を行った．その結果，各要因はマルチレベル相関分析を行った．その結果，各要因は を用いて分析を行った．
 を用いて分析を行った．

調査ごとのレベルにおいても発電所レベルにおいて調査ごとのレベルにおいても発電所レベルにおいて分析の際に全てのデータについて，分析の際に全てのデータについて，欠損値を除いて欠損値を除いて も相互に正の相関関係が認められたも相互に正の相関関係が認められた
7DEOH
7DEOH
．調査．調査年度ならびに発電所ごとに集約した．つまり，事故件
年度ならびに発電所ごとに集約した．つまり，事故件 単位のレベルでは単位のレベルでは「組織の安全姿勢」「組織の安全姿勢」と「仲間意識」と「仲間意識」，，
数については各年度の各発電所における総数をそれ数については各年度の各発電所における総数をそれ 「仲間意識」と「精神衛生」との間以外ですべて有意「仲間意識」と「精神衛生」との間以外ですべて有意ぞれの事故件数とし，ぞれの事故件数とし，安全風土得点については各年度
安全風土得点については各年度 な正の相関関係が認められたな正の相関関係が認められたrspsrsps

の各発電所における回答者の平均値を得点とした．
の各発電所における回答者の平均値を得点とした．  ．一方，発電所単位のレベルではすべての因子 ．一方，発電所単位のレベルではすべての因子

て い る
間 で 強間
いで
正強
のい
相正
関の
関相
係関
が関
有係
意が
に有
認意
めに
ら認
れめ
てら
いれ
る

4.1 記
4.1
述
統
記計
述量
統計量


rsps． ．
rsps







まず，各年度における安全風土得点と事故件数の平 4.2
 安
4.2
全
風
安土
全が
風翌
土年
が度
翌以
年降
度の
以事
降故
の発
事生
故件
発生件
まず，各年度における安全風土得点と事故件数の平均値と標準偏差を示す
均値と標準偏差を示す
 ．事故件数につい 数に与
数え
にる
与影
え響
る影響
7DEOH 7DEOH ．事故件数についてはトラブル情報件数，保全品質情報件数，その他情てはトラブル情報件数，保全品質情報件数，その他情

報件数の順に大きくなり，
報件数の順に大きくなり，発電所単位での平均値でい発電所単位での平均値でい続いて，安全風土の醸成が事故件数の増減につなが
続いて，
安全風土の醸成が事故件数の増減につながえばトラブル情報件数は年間件未満，その他情報
えばトラブル情報件数は年間件未満，その他情報 るかを検討するため，るかを検討するため，ある年度の安全風土得点を説明
ある年度の安全風土得点を説明
7DEOH
年度から
年度から
 年度の事故件数および安全風土得点 年度の事故件数および安全風土得点
7DEOH
2012

M
トラブル情報件数
トラブル情報件数 0.333
保全品質情報件数
保全品質情報件数 4.067
その他情報件数
その他情報件数 5.467
組織の安全姿勢
組織の安全姿勢 4.114
直属上司の姿勢
直属上司の姿勢 3.970
安全の職場内啓発
安全の職場内啓発 4.083
安全配慮行動安全配慮行動4.237
モラル モラル
3.846
仲間意識
仲間意識
4.129
意思疎通
意思疎通
3.905
精神衛生
精神衛生
3.336

トラブル情報件数
トラブル情報件数 0.200
保全品質情報件数
保全品質情報件数 2.733
その他情報件数
その他情報件数 6.067
組織の安全姿勢
組織の安全姿勢
直属上司の姿勢
直属上司の姿勢
安全の職場内啓発
安全の職場内啓発 安全配慮行動
安全配慮行動モラル モラル
仲間意識
仲間意識
意思疎通
意思疎通
精神衛生
精神衛生
-








2013

2013

2018

M
SD

2015

2019

SD M

2015

2019

M
SD

2016

2020

SD M

2016

0.724
0.333 0.333
1.291 1.291
0.400 0.400
1.549 1.549
0.267 0.267
0.594 0.594
0.200 0.200
0.414 0.414
5.298
4.000 4.000
6.761 6.761
2.867 2.867
3.796 3.796
3.267 3.267
3.535 3.535
3.000 3.000
2.803 2.803
8.017
13.333 13.333
29.053 29.053
8.800 16.288
8.800 16.288
9.200 15.803
9.200 15.803
10.067 10.067
21.472 21.472
0.232-- -- 4.103 4.103
0.157 0.157-0.188-- -- 3.952 3.952
0.137 0.137-0.154-- -- 4.057 4.057
0.111 0.111-0.140-- -- 4.202 4.202
0.103 0.103-0.160-- -- 3.773 3.773
0.131 0.131-0.124-- -- 4.101 4.101
0.111 0.111-0.204-- -- 3.839 3.839
0.151 0.151-0.301-- -- 3.287 3.287
0.189 0.189-2018

SD M

2014

0.333
0.724
4.067
5.298
5.467
8.017
4.114
0.232
3.970
0.188
4.083
0.154
4.237
0.140
3.846
0.160
4.129
0.124
3.905
0.204
3.336
0.301

2017

M
SD

2014

SD M

2017

M

2012

M
SD

2020

M
SD

2021

SD

2021

M
SD

SD M

M
SD

SD M

M
SD

SD M

M
SD

SD M

M
SD

0.200
0.561
2.733
2.314
6.067
9.067
---------

0.561
0.267
2.314
2.667
9.067
6.133
- 4.131- 3.964- 4.072- 4.211- 3.852- 4.078- 3.982- 3.453

0.267
0.594
2.667
3.016
6.133
8.991
4.131
0.175
3.964
0.140
4.072
0.124
4.211
0.119
3.852
0.144
4.078
0.124
3.982
0.159
3.453
0.175

0.594
0.333
3.016
2.867
8.991
6.733
0.1750.1400.1240.1190.1440.1240.1590.175-

0.333
0.724
2.867
2.386
6.733
9.706
---------

0.724
0.200
2.386
2.667
9.706
6.800
- - - - - - - - -

0.200
0.561
2.667
2.320
6.800
8.922
---------

0.561
0.200 0.200
0.414 0.414
2.320
4.333 4.333
3.994 3.994
8.922
8.200 12.249
8.200 12.249- 4.291 4.291
0.207 0.207- 4.120 4.120
0.143 0.143- 4.185 4.185
0.133 0.133- 4.228 4.228
0.116 0.116- 3.851 3.851
0.124 0.124- 4.120 4.120
0.126 0.126- 3.941 3.941
0.192 0.192- 3.415 3.415
0.184 0.184


SD



INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-4

44

7DEOH安全風土間の相関関係
①
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧

①
.5 6 3 *.959 *.894 *.831 *
1.040 *
.923 *
1.004 *
.966 *②.851 ***.6 1 5 *.860 *.769 *
1.029 *
.886 *.996 *.904 *③.803 ***.880 ***.6 1 8 *.946 *.916 *.962 *.851 *.796 *には要因ずつ投入し繰り返し*/00を検証した．
その結果，トラブル情報件数，保全品質情報件数，

④
⑤
⑥
⑦
⑧
.432 **.393 *.240.492 **.343 *
**
**
**
**
.518
.508
.499
.554
.479 **.622 ***.495 **.505 **.525 **.359 *.7 3 5 *.558 **.766 ***.463 **.352 *.750 *.6 6 7 *.458 **.841 ***.732 ***.741 *.927 *.6 9 6 *.326 *.274 †.644 †.957 *.902 *.6 6 6 *.775 ***.587 †.890 *.847 *.974 *.6 3 9 *†: p < .01; *: p < .05; **: p < .01; ***: p < .001

その他情報件数に対して安全の職場内啓発，もしくは精神衛生を説明変数とした際に一貫して有意，もしく
は有意傾向が認められ，安全風土得点が高いほど報告註 ①組織の安全姿勢 ②直属上司の姿勢 ③安全の職場内啓発 ④安全配慮行動 ⑤モラル ⑥仲間
意識 ⑦意思疎通 ⑧精神衛生註 対角行列 太字 は級内相関係数，対角線上三角
行列は個人レベル 年度レベル 相関係数，下三角行
列は集団レベル 発電所レベル 相関係数を表す

件数が低い傾向が示された 7DEOH ．個別に確認
すると，トラブル情報件数を目的変数とした際は「安全の職場内啓発 B Z p 」，「精神衛生 B Z p 」が有意となった．また，保全品質情報件数を目的変数とした場合は「組織の安全姿勢 B Z p 」が有意となり，「安全の職場内啓発 B Z p 」，「精
変数，その年度から～年後それぞれの事故件数を目的変数，各発電所をランダム効果 ランダム切片 とする*/00を検討した．目的変数はそれぞれ付近にデータが集中し，かつ分散が過大であるため，過分散を避けるべくポアソン分布ではなく負の二項分布を使用した．また，安全風土得点の各要因は相互に強い相関関係にあるため，多重共線性を避けるべく，説明変数

神衛生 B Z p 」で有意傾向が認められた．さらに，その他情報件数を目的変数とした場合には，「安全の職場内啓発 B Z p 」，「精神衛生 B Z p 」の影響が有意となり，「直属上司の姿勢 B Z 
p 」の影響で有意傾向が認められた．ただし，


7DEOH各安全風土要因が翌年度以降の事故発生件数に与える影響
トラブル情報件数

B

SE

Z

保全品質情報件数

p

B

SE

Z

その他情報件数

p

B

SE

Z

p

（切片）
組織の安全姿勢AIC (nullモデル)
BIC (nullモデル)

7.907
8.806 0.898-2.6142.129 -1.228
137.364 (136.778)
148.985 (145.494)

.369
.220

8.225
2.945 2.793-1.7970.716 -2.510
561.673 (565.594)
573.294 (574.310).005 **.012 *

4.130
3.079 1.341-0.7260.743 -0.978
650.535 (649.466)
662.156 (658.182)

.180
.328

（切片）
直属上司の姿勢AIC (nullモデル)
BIC (nullモデル)

4.769
12.266 0.389-1.9283.064 -0.629
138.416 (136.778)
150.038 (145.494)

.697
.529

5.913
3.869 1.528-1.2810.976 -1.313
565.964 (565.594)
577.585 (574.310)

.126
.189

7.806
4.010 1.946-1.682
1.008 -1.668
648.775 (649.466)
660.397 (658.182).052 †.095 †（切片）
安全の職場内啓発
AIC (nullモデル)
BIC (nullモデル)

26.64213.958 1.909-7.2433.445 -2.102
134.716 (136.778)
146.337 (145.494).056 †.036 *

8.754
4.451 1.967-1.946
1.094 -1.779
564.548 (565.594)
576.169 (574.310).049 *.075 †

14.7935.024 2.944-3.3561.233 -2.721
644.236 (649.466)
655.857 (658.182).003 **.007 **（切片）
安全配慮行動AIC (nullモデル)
BIC (nullモデル)-4.51315.156 -0.298
0.361
3.544 0.102
138.771 (136.778)
150.392 (145.494)

.766
.919

5.655
4.794 1.179-1.1431.136 -1.006
566.612 (565.594)
578.233 (574.310)

.238
.315

2.070
5.046 0.410-0.2211.193 -0.185
651.434 (649.466)
663.055 (658.182)

.682
.853

（切片）
モラル
AIC (nullモデル)
BIC (nullモデル)-5.4598.616 -0.634
0.639
2.203 0.290
138.706 (136.778)
150.327 (145.494)

.526
.772

1.819
3.228 0.563-0.2570.842 -0.305
567.504 (565.594)
579.125 (574.310)

.573
.760

0.905
3.128
0.061
0.811
651.461 (649.466)
663.082 (658.182)

0.289
0.075

.772
.940

（切片）
仲間意識
AIC (nullモデル)
BIC (nullモデル)-7.53016.026 -0.470
1.093
3.835 0.285
138.708 (136.778)
150.329 (145.494)

.638
.776

2.186
4.490 0.487-0.3291.093 -0.301
567.507 (565.594)
579.128 (574.310)

.626
.764

4.007
4.165 0.962-0.6991.011 -0.691
651.003 (649.466)
662.625 (658.182)

.336
.489

（切片）
意思疎通
AIC (nullモデル)
BIC (nullモデル)

3.646
7.910 0.461-1.6681.998 -0.835
138.126 (136.778)
149.747 (145.494)

.645
.404

2.663
2.787 0.956-0.4670.710 -0.657
567.172 (565.594)
578.793 (574.310)

.339
.511

3.671
2.437 1.506-0.6480.617 -1.050
650.368 (649.466)
661.989 (658.182)

.132
.294

（切片）
精神衛生
AIC (nullモデル)
BIC (nullモデル)

5.598
3.656 1.531-2.495
1.066 -2.340
133.519 (136.778)
145.140 (145.494).126.019 *

3.707
1.534 2.416-0.8540.453 -1.884
564.180 (565.594)
575.801 (574.310).016 *.060 †註) AIC・BICの()内はnullモデル、つまり切片とランダム効果のみのモデルのAIC・BICを記載している

4.084
1.429 2.857 .004 **-0.8780.413 -2.124 .034 *
647.115 (649.466)
658.736 (658.182)†: p < .01; *: p < .05; **: p < .01; ***: p < .001



INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-445

7DEOH事故件数が翌年度以降の安全風土に与える影響
組織の安全姿勢（切片）
トラブル情報件数
保全品質情報件数
その他情報件数
AIC (nullモデル)
BIC (nullモデル)
直属上司の姿勢（切片）
トラブル情報件数
保全品質情報件数
その他情報件数
AIC (nullモデル)
BIC (nullモデル)
安全の職場内啓発（切片）
トラブル情報件数
保全品質情報件数
その他情報件数
AIC (nullモデル)
BIC (nullモデル)
安全配慮行動（切片）
トラブル情報件数
保全品質情報件数
その他情報件数
AIC (nullモデル)
BIC (nullモデル)

B

SE

4.198
0.041
-0.0060.019-0.0040.005-0.0010.001-111.102 (-140.757)-93.670 (-132.041)

B

SE

4.041
0.032
0.006
0.014
-0.0040.003-0.0020.001-179.420 (-140.757)-161.988 (-132.041)

B

SE

4.116
0.029
0.006
0.012
0.000
0.003
-0.0010.001-217.815 (-249.859)-200.383 (-241.144)

B

SE

4.205
0.028
0.000
0.008
0.004
0.002
-0.0010.001-332.805 (-365.427)-315.373 (-356.711)

DFt

16.201
124.133130.349130.981102.142-0.322-0.874-0.872DFt16.328123.979130.157
130.922125.5270.405-1.216-2.157DFt

16.143123.187129.308130.446139.5220.475-0.147-1.696DFt14.901
119.641
123.333124.536151.700-0.041
2.295-1.182p.000 ***
.748
.384
.385

p
.000 ***.686.226.033 *

p.000 ***.636.884.092 †

p.000 ***.968.023 *
.239

モラル
（切片）
トラブル情報件数
保全品質情報件数
その他情報件数
AIC (nullモデル)
BIC (nullモデル)
仲間意識
（切片）
トラブル情報件数
保全品質情報件数
その他情報件数
AIC (nullモデル)
BIC (nullモデル)
意思疎通
（切片）
トラブル情報件数
保全品質情報件数
その他情報件数
AIC (nullモデル)
BIC (nullモデル)
精神衛生
（切片）
トラブル情報件数
保全品質情報件数
その他情報件数
AIC (nullモデル)
BIC (nullモデル)

B

SE

3.840
0.030
-0.0090.011-0.0020.003-0.0010.001-252.795 (-284.297)-235.363 (-275.581)

B

SE

4.105
0.028
0.002
0.009
0.001
0.002
-0.0010.001-290.813 (-325.613)-273.382 (-316.897)

B

SE

3.943
0.038
-0.0100.014-0.0040.003-0.0010.001-183.466 (-211.971)-166.034 (-203.255)

B

SE

DF

t

15.369121.264126.594
128.060

127.004-0.834-0.950-0.711DFt15.310120.807125.660
127.085147.9810.268
0.232-1.487DFt15.422121.527127.075
128.539103.012-0.724-1.188-0.933DFtp.000 ***
.406
.344
.478

p
.000 ***
.789
.817
.139

p
.000 ***
.471
.237
.352

p

3.413
0.041
15.72182.822.000 ***-0.0230.016
122.057.148-1.457-0.0070.004
127.805-1.719.088 †
0.000
0.001
129.215-0.137.891-153.647 (-178.715)-136.215 (-169.999)†: p < .01; *: p < .05; **: p < .01; ***: p < .001

註) AIC・BICの( )内はnullモデル、つまり切片とランダム効果のみのモデルのAIC・BICを記載している
これらのモデルはすべて，同一の目的変数で切片とラ場内啓発」ではその他情報件数の負の影響 B 

ンダム効果のみを投入したモデルよりも$,&・%,&の両t   p の傾向が方が大きくなり，事故件数を変数に投入することでモ見られた．また，「安全配慮行動」に対しては保全品

デルが悪くなっていることが示されている．

質 情 報 件 数 の 有 意 な 正 の 影 響  B   t4.3
 事故件数が 翌年度以降の 安全風土に与える影響  p が認められ，「精神衛生」に対しては保全品質情報件数の負の影響 B t   p の傾向が見られた．

また，安全風土が事故件数の増減につながるのでは

なく，逆に事故減数の増減によって安全風土の認知が5. 議論

変化する可能性を検証するため，*/00を検証した．説

明変数はある年度のトラブル情報件数，保全品質情報

本研究では原子力発電所内の安全風土の醸成によ

件数，その他情報件数，目的変数はその年度から～

って事故件数が影響を受けるのかを検討すべく，

年後の安全風土得点の各要因，ランダム効果 ランダ

年度から年度までの意識調査データと事故件数

ム切片 は各発電所であった．なお，安全風土得点のデータを用いて*/00による分析を行った．その結果，各要因は正規分布に近いため，ガウシアン分布を用い

ある年度の「安全の職場内啓発」と「精神衛生」が高た 一 般 線 形 混 合 モ デ ル  *HQHUDO /LQHDU 0L[HG

いほどその～年後の年度内で実際に事故件数が低

0RGHO を検討している．

くなることが示された．

結果，事故件数が有意な説明力を示したのは目的変数が「直属上司の姿勢」，「安全配慮行動」の場合の

5.1 安全風土が安全性に与える影響みで，「安全の職場内啓発」，「精神衛生」を目的変

数にした場合は有意傾向に留まった 7DEOH  ．個

これまでの研究 HJ福井/HH

別に確認すると，「直属上司の姿勢」に対してはその

0RUURZHWDO においても安全風土によって原他 情 報 件 数 が 有 意 な 負 の 影 響  B    t

子力発電所内の安全性が高まる可能性は指摘されて  p を示し，「安全の職きた．しかしこれまでの研究では主観指標・自己報告

46

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-4同士の関連の検討 HJ藤田福井他

件数，保全品質情報件数，その他情報件数それぞれを/HH/HH +DUULVRQ や一時点，一企業

目的変数とした場合にも，関連の強さに強弱はあるもを対象とした検討 HJ福井/HH が中のの，一貫して「安全の職場内啓発」，「精神衛生」

心であり，得られた結果の一般化が困難であった．こが関連することが示された．この一貫した傾向から第れに対し，本研究ではある時点での安全風土を用いて一種の過誤の可能性は比較的低いとは考えられる．し時系列的に後に起きる事故件数を予測することを試かし，本研究では安全風土得点各要因のみを説明変みている．これにより，事故発生によって安全風土が数としている．そのため，安全風土と共変する他の変高まっているという逆の因果の可能性を排除しつつ，数が事故件数に関わっているという偽相関の可能性

かつ客観的に評価可能な指標を持って職場の安全風は視野に入れなければならない．この点については今土により原子力発電所の安全性が変わることを示し

後より幅広い変数を測定し分析モデルに組み込むこた．&ODUNH  でもメタ分析の結果から安全風土とで解決する必要性があるだろう．

が将来的な事故件数を予測する可能性を指摘しておなお，今回の研究では安全風土のすべての要因が事り，本研究はその結果を支持するものとなっている．

故件数と関連するのではなく安全風土の一部である

また&ODUNH  で用いられた研究のうち，原子力「安全の職場内啓発」と「精神衛生」のみの関連を認

発 電 所 に 関 連 す る 研 究 は  件 /HH  /HH 

めることができた．福井  においても本研究と同+DUULVRQ のみであり，かつ事故件数について一の項目が含まれる，「組織の安全姿勢」，「直属上は双方とも客観的・将来的な指標を用いずに自己報告

司の姿勢」，「安全の職場内啓発」，「安全配慮行動」，の回顧法を用い ている ． そのため 先行研 究 HJ

「モラル」と事故件数との相関関係を検討しており，&ODUNH /HH /HH  +DUULVRQ

「安全の職場内啓発」との間で最も相関関係が強いこの結果の信頼性をより補強する形となったといえるとを示している．この点に関連して，安全風土が安全だろう．

行 動 に 影 響 を 与 え る 過 程 に 主 観 的 規 範  $M]HQ

加えて，本研究では国内の原子力発電所か所を対 があるのではないかという指摘がある HJ

象とした*/00を実施している．これまでの研究 HJ)RJDUW\ 6KDZ/HHHWDO ．主観的/HH +DUULVRQ0RUURZHWDO では

規範とはある行動を取った場合に周りがどのように原子力発電所の安全風土と事故発生の関連を検討す

反応するかという推測で，行動を行うかどうかを左右る際に各原子力発電所の特徴やデータの階層性が考する社会的圧力の認知を指す．ある行動を取ろうとす慮されておらず，各発電所元々の事故率の高低などのる際に周囲がポジティブな反応 HJ褒める，喜影響を受けるモデルとなっていた．これに対して本研

ぶ をすると予測されるのならばその行動を起こそ

究では発電所の違いをランダム効果に投入することうという意図が高まり，逆にネガティブな反応 HJ

で，発電所間での事故の起きやすさの違いの影響を取叱る，嫌がる をすると予測されるのならばその行動

り除いた分析を行っている．これに加えて正規分布よへの意図は下がる．「安全の職場内啓発」の項目内容

りもよりデータに即した分布を分析に用いた．これら

は「あなたの職場では、安全について難しいことも話

により，影響を過剰に高く評価することなくより妥当

し合うという雰囲気がある」，「あなたの職場では、な結果となったといえるだろう．以上より，本研究の安全確保のための意見やアイデアが活かされている」

結果は先行研究に比べてより妥当性の高い分析結果などで，この得点が高いほど職場内で安全行動についをもって，各職場の安全風土の高まりが事故を減少さての意識のすり合わせが行われており，主観的規範のせる可能性を示唆している．

影響を受けやすくなっている可能性がある．そのため

一方，本研究の分析では安全風土得点が要因間で強い相関関係を持っていたため，説明変数に同時にすべにこの「安全の職場内啓発」が他に比べて事故件数と強く関連しているのではないだろうか．

ての要因を投入するのではなくつずつ説明変数を入

ただし，本研究で使用した安全風土の要因は互いにれ替えて繰り返し*/00を実施した．検定を繰り返し実

強い正の相関関係を示している ．関連して福井他

施することは第一種の過誤 偽陽性 の可能性を高 においても，本研究での「安全の職場内啓発」

める HJ大久保 ため，解釈は慎重になるに近い，安全や事故についての話し合いに関する「安必要があるだろう．ただし，本研究ではトラブル情報

全の話題」要因に対して，安全問題に対する上層部のINSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-4

47

態度を指す「組織の姿勢」や業務の適切な分担を指す

くの原子力発電所が運転していないためにそもそも「監督行動」などが正の影響を持つことが示されてい事故が起きにくい期間における検討となった．これはる．そのため，「安全の職場内啓発」のみを高めれば極めて限定的な状況下での結果と言えるものの，一方事故件数が減るという単純な関係性ではなく，他の安で全体的に事故件数の分散が小さくなった状況下に

全風土要因の複合的な高まりによって「安全の職場内

おいてでもなお安全風土での説明が可能であるとも啓発」が進み，結果として事故件数が減っていくとい言えるだろう．今後各発電所が再稼働し，全体的な稼うことは予測されるだろう．

働率が高まった際に同様の結果が得られるのかは検一方で，&ODUNH  では逆の因果の可能性，つ討の余地がある．

まり事故の発生によって安全風土が影響を受ける可また，本研究では原子力発電所間の違いはランダム能性を指摘している．この点について，本研究では逆効果に投入し，実際にどの特徴の差異が事故件数の違の因果での回帰分析，つまりある年度における事故件

いや安全風土に関わってくるのかは検討していない．

数によって～年後の安全風土得点の変化を検討し前述の通り，発電所の稼働状況 設備利用率 は事故た．結果，多少の関連は認められたものの，安全風土

件数と関連すると考えられ，他にもユニット数，従業が事故件数に与える影響の方が強く，また$,&・%,&

員数，原子炉の種類なども関連することが予測されるから見てもモデル自体も良いと言い難い．そのため，だろう．本研究のデータ数ではモデルが複雑になりす

この点においても安全風土が事故件数と関連する結ぎるために検討は困難であるものの，今後より多くの果が逆の因果 LH事故件数が安全風土に影響す

データが収集されれば検討の余地はあり得ると考える関係性 による偽相関である可能性は低いといえられる．今後の展開が待たれる．

よう．ただし，事故の多少によって安全風土に影響を

与える部分も指摘される．特に，本研究の結果でいえ謝辞

ば事故の件数が多い年度以降に「安全配慮行動」は増加する傾向が示された．事故を経験することによって

本 研 究 は 一 般 社 団 法 人 原 子 力 安 全 推 進 協 会リスク認知が高まることは示されており HJ木-$16, と各事業所のご協力のもとに実施できたも下5XWWHU4XLQH $OEHU\ ，安全風のである．厚く感謝申し上げる．

土が事故を減らすという一方向だけの関係性でない



ことは十分に考えられるだろう．

引用文献





5.2 限界と展望$M]HQ ,   $WWLWXGHV SHUVRQDOLW\ DQG
本研究にはいくつかの限界が存在する．まず，本研

EHKDYLRXU0LOWRQ.H\QHV2SHQ8QLYHUVLW\&ODUNH6  7KHUHODWLRQVKLSEHWZHHQVDIHW\

究は年度から年度を対象に安全風土と事故

FOLPDWH

DQG

VDIHW\

SHUIRUPDQFH$

件数についての検討を行った．しかし，この期間は

PHWDDQDO\WLFUHYLHZ-RXUQDORI2FFXSDWLRQDO年度以前に比べると多くの原子力発電所が廃炉，+HDOWK3V\FKRORJ\

もしくは検査による運転休止の状態となっている．例)RJDUW\*- 6KDZ$  6DIHW\FOLPDWH

えばニューシア 原子力安全推進協会 に登

DQGWKHWKHRU\RISODQQHGEHKDYLRU7RZDUGV

録されているすべての原子力発電所の保全品質情報

WKHSUHGLFWLRQRIXQVDIHEHKDYLRU $FFLGHQW

の件数でいえば，今回使用した年度から年度$QDO\VLVDQG3UHYHQWLRQ–

の 各 年 度 で の 合 計 件 数 は 平 均 し て  件  6' 

藤田智博  原子力産業の安全風土調査への であるものの，年度から年度にかけ

マ ル チ レ ベ ル 分 析 の 適 用  ,166 -RXUQDO ての件数は平均件 SD  である．そ

の他情報の件数でも年度から年度の各年度での合計件数は 平均件 SD  だが福井宏和  原子力発電所の安全風土に関する質問紙調査集団力学

年度から年度での件数は平均件 SD

福井宏和・吉田道雄・山浦一保  原子力発 となっている．このように，本研究では多電所職員の安全確認行動と組織風土の因果モデ

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-4

48

ル,166-RXUQDO

西田豊  安全風土と安全文化概念，測定と 理 論 ， 醸 成 に つ い て  – ,166 -RXUQDO 原子力安全推進協会  原子力施設情報公開ラ

イ ブ ラ リ ー  ニ ュ ー シ ア  5HWULHYHG IURPKWWSZZZQXFLDMSLQGH[KWPO  年  月 

大久保街亜  帰無仮説検定と再現可能性心理学評論日 ,QWHUQDWLRQDO 1XFOHDU 6DIHW\ $GYLVRU\ *URXS

5XWWHU'54XLQH/ $OEHU\/3   6DIHW\FXOWXUH ,QWHUQDWLRQDO$WRPLF

3HUFHSWLRQV RI ULVN LQ PRWRUF\FOLVWV(QHUJ\$JHQF\6HULHV(G 6DIHW\6HULHV1R

8QUHDOLVWLF RSWLPLVP UHODWLYH UHDOLVP DQG  ,16$* 9LHQQD ,QWHUQDWLRQDO $WRPLF

SUHGLFWLRQVRIEHKDYLRU %ULWLVK-RXUQDORI(QHUJ\$JHQF\ ,$($ 3V\FKRORJ\

河合学  安全志向的モチベーションと安全

資源エネルギー庁  日本の原子力発電所の状風土の関連についての考察,166-RXUQDO 況  年  月  日 時 点  5HWULHYHG IURP

KWWSVZZZHQHFKRPHWLJRMSFDWHJRU\HOHF

木下冨雄  リスク評価とリスク対策特集リ

WULFLW\BDQGBJDVQXFOHDUSGIBB

スク認知の構造とその国際比較安全工学 

SGI 年月日 
清水裕士  個人と集団のマルチレベル分析

/HH7  $VVHVVPHQWRIVDIHW\FXOWXUHDWDQXFOHDUUHSURFHVVLQJSODQW:RUNDQG6WUHVV

ナカニシヤ出版．
清水裕士  フリーの統計分析ソフト+$'：機–

能の紹介と統計学習・教育，研究実践における利/HH7 +DUULVRQ.  $VVHVVLQJVDIHW\

用方法の提案メディア・情報・コミュニケーシFXOWXUH LQ QXFOHDU SRZHU VWDWLRQV 6DIHW\

6FLHQFH–

ョン研究
:LOOLDPVRQ$0)H\HU$0&DLUQV' /HH-+XDQJ<+&KHXQJ-+&KHQ= %LDQFRWWL '   7KH GHYHORSPHQW RI D

6KDZ:6  $V\VWHPDWLFUHYLHZRIWKH

PHDVXUHRIVDIHW\FOLPDWH7KHUROHRIVDIHW\VDIHW\FOLPDWHLQWHUYHQWLRQOLWHUDWXUH3DVWSHUFHSWLRQVDQGDWWLWXGHV6DIHW\6FLHQFH

WUHQGV DQG IXWXUH GLUHFWLRQV -RXUQDO RI

–

2FFXSDWLRQDO+HDOWK3V\FKRORJ\–=RKDU '   6DIHW\ FOLPDWH LQ LQGXVWULDO

0F*RQDJOH$.:DOVK%0.DWK/0 RUJDQL]DWLRQV 7KHRUHWLFDO DQG DSSOLHG

0RUURZ6/  &LYLOLW\QRUPVVDIHW\LPSOLFDWLRQV-RXUQDORI$SSOLHG3V\FKRORJ\FOLPDWHDQGVDIHW\RXWFRPHV$SUHOLPLQDU\LQYHVWLJDWLRQ-RXUQDORI2FFXSDWLRQDO+HDOWK=RKDU'  $JURXSOHYHOPRGHORIVDIHW\

3V\FKRORJ\–FOLPDWH7HVWLQJWKHHIIHFWRIJURXSFOLPDWH

0HDUQV.:KLWDNHU6 )OLQ5  6DIHW\

RQ PLFURDFFLGHQWV LQ PDQXIDFWXULQJ MREVFOLPDWH VDIHW\ PDQDJHPHQW SUDFWLFH DQG-RXUQDORI$SSOLHG3V\FKRORJ\–

VDIHW\SHUIRUPDQFHLQRIIVKRUHHQYLURQPHQWV=RKDU'  0RGLI\LQJVXSHUYLVRU\SUDFWLFHV

6DIHW\6FLHQFH–

WRLPSURYHVXEXQLWVDIHW\$OHDGHUVKLSEDVHG
LQWHUYHQWLRQ PRGHO -RXUQDO RI $SSOLHG

0RUURZ6/.RYHV*. %DUQHV9(  

3V\FKRORJ\–

([SORULQJ WKH UHODWLRQVKLS EHWZHHQ VDIHW\FXOWXUHDQGVDIHW\SHUIRUPDQFHLQ86QXFOHDUSRZHURSHUDWLRQV6DIHW\6FLHQFH
1HDO$*ULIILQ0$ +DUW30  7KH
LPSDFW RI RUJDQL]DWLRQDO FOLPDWH RQ VDIHW\FOLPDWH DQG LQGLYLGXDO EHKDYLRU 6DIHW\

6FLHQFH–



INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-549

電力需要家の変化の探索：
コロナ禍での生活の変化にかかわる自由記述
AnExplorationforChangesinElectricityConsumers:
Free-responsestatementsregardingLifestyleChangesduringtheCovid-19Pandemic
藤田智博（TomohiroFujita）＊1

要約
現代のエネルギー事業をめぐる環境はかつてとは大きく異なっている．そのような中で，電気自動車の蓄電池としての利用や需給逼迫時における節電の実行と同様，電力需要家の単なる消費者には収まらない側面を無視しえなくなっている．コロナ禍で実施した社会調査における自由記述の分析からは，在宅で過ごす時間が増えたことに伴い，電気料金の増加や電力利用について新たな気づきを得ている回答者が一定数いたが，本稿では，社会調査における自由記述がこれ
ら電力需要家の変化を発見することに適しているかどうかを考察する．
キーワード

電力需要家，ライフスタイルの変化，COVID-19

Abstract
The energy business today is different from that of the past. Under such
circumstances,electricityconsumersdonotalwaysfitintothecategoryofjustbeingconsumers
as they can use electric vehicles as storage batteries and implement power conservationmeasuresduringsummerandwinterelectricitysupplyanddemandconstrictions.Ananalysisoftheopen-endedresponsesinthesocialsurveyconductedduringtheCovid-19pandemicshowed
thatacertainnumberofrespondentshadgainedsomeinsightsintotheincreaseinelectricity
pricesandelectricityuseastheyspentmoretimeathome.Thispaperexamineswhetheror
notopen-endedquestionnairesinthesocialsurveyaresuitablefordiscoveringthesechangesinelectricityconsumers.
Keywords

electricityconsumers,lifestylechanges,effectsofCovid-19pandemic

1. は
 じめに

要な問題ですか」と尋ね，それに続いて，「航空機（旅客用）の発達」，「エイズ問題」，「原子力発電」，

2020 年以降の新型コロナウイルス感染症（以下，「臓器移植」，「新たな感染症」，「地球温暖化問題」

COVID-19）の世界的な流行下では，大規模な感染のそれぞれについて，「非常に重要」「重要」「どち症対策が求められることになった．その結果，それらともいえない」「あまり重要でない」「重要でない」以前とはまったく異なる新しい生活様式が実践さの５つの選択肢から回答者に選んでもらったとこれるようになった．マスクの着用，手洗いの奨励，ろ，2020 年，2021 年ともに，「新たな感染症」を重三密とも呼ばれる密接・密集・密閉の回避，在宅勤要だとみなす回答者の割合は，それまで最も高かっ務を中心とした勤務形態やリモート会議の奨励，飲た地球温暖化問題を上回る水準であり，「非常に重

食店の休業要請や営業時間の短縮，不要不急の外出要」と「重要」を合わせると 90% を超える．

の自粛要請等である（内閣官房 2020）．後述するよ他方で，コロナ禍で実施した 2020 年度と 2021 年

うに，INSS がこれまで継続的に実施しているエネ度の調査においては，COVID-19 の電力やエネル

ルギーや原子力発電についての意識調査からも，そギーへの影響について自由記述式で尋ねており，その影響の大きさは随所にうかがえる．具体的には，の結果として，自宅で過ごす時間が増えたことやそ「次にあげる事柄は，あなたにとってどのくらい重れに伴う電気料金の上昇を懸念する記述が一定数み＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所

社会システム研究所

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50

られた．これらの記述は，ライフスタイルの変化が３月には東京電力管内に需給逼迫警報が発出される電力やエネルギーをめぐる問題への気づきを喚起しに至っている（経済産業省 2022）．これらはエネ

うる経路を示唆している点で，ユーティリティ産業

ルギーや電力をめぐる現代的な状況の断片でしかなにとって無視しえない事例であるといえる．
他方で，いが，ユーティリティ産業やその需要家が大きな変調査から得られた自由記述は一部の層に限定されて革への対応を迫られていることに疑いはない．

4 4 4いる．そして，その層が新しい生活様式の実践やラ

このような動きと平行して，電力の単なる需要家，

イフスタイルの変化によって，後述するようなエネ

すなわち消費者である一般の人々の役割も軽視しえ

ルギー環境への変化にも柔軟に応答するような潜在なくなってくる．2050 年のカーボンニュートラル

性（ポテンシャル）を発揮しうるのかも定かではなに向けては既存の産業を根本から変革していく必要

い．コロナ禍による生活様式の変化は，一般の需要があり，あらゆる手段の総動員が求められるが，発家に対して改めてエネルギーについて考えてもらう

電の低炭素化と共に，需要の電化にもアプローチし機会にもなりうるといえるが，そもそもエネルギーていくことが欠かせない．需要の電化を実行してい問題にまでわざわざ思考をめぐらす人がどれくらいくうえで，一般の人々にもイメージされやすい実践いるのだろうかという素朴な疑問も拭いえない．

例は電気自動車（EV）の活用であろう＊ 3．EV は単

そこで本稿では，現代の電力やエネルギーをめぐに従来の自動車同様の用途のみならず，蓄電池としる問題を踏まえるならば，一般の人々のライフスタて用いることも可能であり，非常用電源として災害

イルの変化を把握することに一定の意義があること時のレジリエンス強化の役割も担いうる．
このとき，を確認する．そして，社会調査のなかでも自由記

EV の利用者は単なる電力の需要家である以上に，述式の質問項目を用いてこれらの動向を把握する

電力の供給者のような役割を担うことになるといっことの閾について，イノベーションの普及・伝搬てよいだろう．

（diffusion）をめぐる議論を踏まえつつ考察する．

あるいは，デマンド・レスポンスと同様，電力需給逼迫時の節電は，単に電気料金や資源の節約とい2. エ ネルギー事業の現代的文脈

う観点からのみならず，大規模ブラックアウトの抑止への寄与という観点からも積極的な意味づけが可

2.1 エ ネルギー環境の変化能であろう．
電気という財には，生産された段階で即消費され改めて指摘するまでもなく，現代のエネルギー事なければならず，また貯めることができない特殊性

業を取り巻く環境はそれ以前とまったく同じではながある．そして，そのような電気の特殊性と不可分

い．2011 年の福島第一原子力発電所事故以降，原であるのが電力システムである．EV の蓄電池の利子力発電所の稼働率とそれに伴う発電量がそれ以前

活用や電力需給逼迫時の節電といった行動は，電力＊2と比較して低下し ，2016 年には電力小売全面自由システムの維持や限界を需要側から支え・乗り越え化が始まった．世界的に気候変動への対策が求めらる潜在性を有している．

れ，2020 年 10 月には菅総理大臣が 2050 年までに国しかし，一般の人々が電力システムの維持や補強

内の温室効果ガス排出を全体としてゼロにするカーにもかかわるような積極的な役割を担うようになる

ボンニュートラルを目指すことを表明し（首相官

かは，実際に蓋をあけてみなければわからない．つ邸 2020），2021 年 10 月には第６次エネルギー基本

まり，経験的な問題である．また，このような変化

計画が閣議決定された（資源エネルギー庁2021b）．

は，社会全体で均一に生じるわけではないと考えら

そ の 一 方，2021 年 １ 月 に は， 国 内 で は 電 力 の 需れる．

給逼迫が顕在化し（資源エネルギー庁

2021a），

イノベーションの普及・伝搬を扱っている研究を

翌 2022 年にはロシアがウクライナに侵攻する中，

参照してみよう．ここでのイノベーションには，先＊2震災前の 2006 年から 2010 年までの発受電電力量のうち，原子力発電は年間で平均して 2,600 億 kWh であるのに対して，2012 年から 2020 年に至るまでは，再稼働が進んだ年であっても年間で 1,000 億 kWh に満たない（電気事業連合会 2016, 資源エネルギー庁
2022）．震災前のデータは電気事業連合会のウェブサイトから，震災後については同連合会と資源エネルギー庁のウェブサイトからデータを取得した．
＊ 3 たとえば，電気自動車はよく連想される（北田2020:49）

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51

端科学技術のみならず，抽象的な理念や概念，実践

かし，家庭部門に限定するならば，消費電力量は確も含まれる．それゆえ，エネルギー環境の変化へのかに上昇していることから（資源エネルギー庁

適応も含まれるといってよいだろう．そして，どの

2022），彼ら・彼女らの認識は必ずしも間違っていようなイノベーションが誰にどの程度受容されるるわけではない．しかし，ここで問題であるのは，のかは，イノベーションそれ自体の特性，受容す

家庭での電気料金負担の増加といった個人の負担のる人の特性，より大きな文脈といった要因に左右問題としてではなく，もう少し一般的なエネルギー

される（Wejnert 2002）．社会科学・経験科学的なをめぐるより大きな変化や社会課題の解決に寄与す研究が必要になるのはそのためである．社会学者

るような行動と関連づけて，電気料金負担や使用量のロジャースは，イノベーションの受容者を，早増加が認識されているか否かである．

い順にイノベーター（innovators），アーリー・ア

そして，もう一つは「自由記述回答層は節電や省ダプター（early adopters），アーリー・マジョリ

エネに熱心である」という行動面にかかわる仮説でティ（earlymajority），レイト・マジョリティ（lateある．一つ目の仮説とも密接にかかわるが，先に述

majority），ラガード（laggards）と５分類してい

べたように，節電や省エネは単に家庭面での電気代

るが（Rogers2003），
ここからもうかがえるように，や電気料金の抑止以上の積極的な意味を持ちうる．

イノベーションの受容は均一になされるわけではな

それゆえ，コロナ禍において自宅で過ごす時間が増

く，ラグがあるといってよく，また，社会の構成員えたことに伴い，家庭の電気利用，電気料金や電気全体にまで広がるか否かも定かではない．
それゆえ，代の増加に思い至ったとして，それが本当に節電やオピニオン・リーダーシップの重要性も指摘されて省エネにかかわる行動を促しているのか否かを検討いる．具体的には，オピニオン・リーダーシップがする必要があり，二つ目の仮説はこの点に照準を合あれば，他人の態度や行動を，望ましい方向に非公わせている．

式に影響を及ぼすことができる（Rogers2003）．
本稿で分析の対象とする自由記述回答者層は，コロナ禍において，在宅で過ごす（ステイホーム）時

2.2 自 由記述について間が増えたことやそれに伴う電力利用や電力料金にこ こ で， 調 査 票 を 用 い た 社 会 調 査 に お け る ２

ついて，何らかの気づきを得ている層である．しかつの回答形式を確認しておこう．一つは選択肢

し，ステイホームで電気料金が高くなるかもしれな

式（closed-ended question） で あ り， も う 一 つ は

いと気付いたからといって省エネや節電を心がける

自由記述式（open-ended question）である（保田

ようになったり，エネルギー問題への関心が高まっ2014）．前者は，あらかじめ調査主体が設定した有

たり，
さらには，
環境に配慮した電化に積極的になっ限の選択肢の中から，回答者に該当するものを一つたりするかどうかはまったく定かではない．すなわ

ないしは複数答えてもらう形式である．それに対し

ち，自由記述回答層である彼ら・彼女らが，上の議て後者は，回答者自身に言葉や数値を自由に記述し論でいわれるようなアーリー・アダプターやオピニてもらう形式である．それぞれメリットとデメリッ

オン・リーダーであるとただちに結論づけることは

トがあるが，自由記述式の場合，調査主体があらかできない．そこで以下では２つの仮説をたて，考察

じめ想定していなかった回答が得られることへの期を進めていく．

待があり，実務面からは，回答が普段の日常会話で

4 4 4

一つは，
「自由記述回答層は電気代や電気料金に用いるような言葉でそのまま記述されているがゆえ敏感である」という経済面の仮説である．コロナ禍

に，回答者の考えていることがそのまま伝達され，において自宅で過ごす時間が増えたことに伴い，家わかりやすいというメリットをあげることができる

庭での電気料金や電気代の増加に思い至ったとしだろう．

て，たとえば，彼ら・彼女らが再生可能エネルギーの賦課金をはじめとするエネルギーをめぐるより一
般的な問題について経済面の認識を先鋭化させて

3. 調
 査概要

いるだろうか．2020 年度の最終エネルギー消費にINSS では，統計数理研究所の日本人の国民性

占める電力の割合は前年度比で 1.5% 低下している．

調査を参考に，調査票を用いた訪問留置法に基づ

つまり，電力消費は全体としては低下している．しく意識調査を 1990 年代から継続的に実施してきた

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（原子力安全システム研究所社会システム研究所編
2004; 北田 2019）．それによって，例えば，2011 年の福島第一原子力発電所事故前後の変化をはじめ，原子力発電についての意識の変化を明らかにしてきた（北田 2013）．変化を正確に検出するためには，
同じ形式を踏襲する必要があるが（北田 2014），時

長方形であり，そのなかに記述してもらっている．

4. 結
 果
4.1 ス
 テイホーム言及層の析出

事的な問題にかかわる質問項目を追加する際には，得られた自由記述の結果については，選択肢式の調査票全体のなかでの位置や後続の質問に影響を及

質問以上に，内容にも長さ（文字数）にもバラツ

ぼさない範囲で，慎重に検討を行い，質問項目の変キがある．2020 年調査の場合，自由記述の回答率

更や追加をしてきた（北田2019）．

は 32.3% であり，平均文字数は 34.1 文字である（自2020 年と 2021 年の調査は，コロナ禍という状況

由記述無回答者は含めず）．一方の 2021 年調査の場を踏まえ，既存の形式を踏襲しつつも，一部の質問

合，自由記述の回答率は 40.7% であり，平均文字数を削除し，新規の質問を追加して実施した．

は 36.9 文字（自由記述無回答者は含めず）である．

2020 年の調査は，関西地域の 18 歳から 79 歳を対分析においては，文章をいったん品詞別の語に分象に同年 10 月から 11 月にかけて訪問留置法で実施

解して＊ 4，語の出現数については文書数を単位としした．標本は総務省の住民基本台帳年齢階級別人てカウントすることとした．語が細かく分解されす口に基づき，性年齢を割り当て（割当法），回収目

ぎてかえって意味がわかりづらくなってしまう場合

標を 1000 とし，最終的に 1007 名から回答を得た．

には，ソフトウェアで強制抽出の指定をし，改めて

COVID-19 の影響によって，同年４月から５月にか抽出し直した＊ 5．抽出した語を含む文書数が多い順

けて緊急事態宣言が発出されている．同様に，2021に上位 30 位まで示した結果が表１である．両調査

年の１月から３月にかけても緊急事態宣言が発出さを比較した場合，2020 年の調査であれば，感染症れている．ただ，調査期間は緊急事態宣言期間とは対策を報道するテレビ等で頻繁に言及されていた

重なっておらず，陽性者数も比較的落ち着いていた「クラスター」という語が 15 件用いられており上位時期である．今回分析の対象とする自由記述の質に入るものの，2021 年はそのような傾向は見られ問については，「新型コロナウイルスによる影響で，ず，2020 年にはなかった「電気代」や「電気料金」

エネルギーや電力の安定供給，原子力発電所の安全といった言葉が多くなっている．

性などの面で懸念されることがあれば，なんでもご

さらに，類似した意味の言葉はグループ化するこ

自由にお書きください」というワーディングで尋ねとが可能であるため，計量的なテキスト分析の一つている．

の手法であるコーディングルールを作成し（樋口2021 年の調査は，関西地域の 18 歳から 79 歳を対2017:339），「ステイホーム」
「在宅」
「自宅」
「家庭」

象に同年 10 月から 11 月にかけて実施した．標本の「家」「リモート」「リモートワーク」「テレワーク」「自割当も前年と同様総務省の住民基本台帳年齢階級

粛」「外出自粛」「巣ごもり」といった語を１つでも別人口に基づき，最終的に 1004 名から回答を得た．

含む文書を抽出した．そして，これらの語に１つで分析の対象とする自由記述の質問は，「新型コロナも言及している自由記述回答者をステイホーム言及

ウイルスによる影響で，エネルギーや電力の安定供層とカテゴリ化して分析に用いていく．

給，原子力発電所の安全性などの面で懸念されるこ

自由記述の具体例を挙げると，「オンラインによとがあれば，あるいは，コロナ禍での電力供給につるテレワーク等で平日の電力消費が増えたような気いて電力会社について思うことがあれば，なんでもがする」，「リモートでの仕事が増え，電力の利用がご自由にお書きください」というもので，下線部が増えていると思うので供給量が心配です」といった

2021 年に新たに追加した文言になる．双方の年と記述をしている回答者がステイホーム言及層に該当も，自由記述欄の大きさは縦 3cm，横 16cm ほどのする．2020 年調査であれば，ステイホーム言及層＊4＊5

 H coder を用いている（樋口 2020）．ソフトウェアを使用するにあたって，前処理の過程では語は品詞別に分解されカウントされKる．その際，人名，感動詞，動詞Ｂ，名詞Ｃ．否定助動詞，形容詞（非自立），その他，HTML タグは含めていない．
具体的には，安定供給，リモートワーク，コロナ，コロナ禍，電気料金，電気代，原子力発電，原子力発電所，クラスター，コロナウイル
ス，パンデミック，テレワーク，三密，従事者，感染対策，ステイホームという語を強制抽出の対象とした．

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表１
抽出語 2020 年

が単純に増加している理由としては，「コロナ禍で自由記述の頻出語

文書数53

抽出語 2021 年

文書数の電力供給について電力会社について思うこと」と

コロナ

93

電力

146

いう具体的な指示文を追加したことで，COVID-19

思う

67

思う

95

とエネルギー供給との関連が回答者に連想しやすく

電力

60

供給

73

影響

55

増える

53

なったことが考えられる．逆にいえば，そのような

エネルギー

47

安全

52

ウイルス

46

コロナ禍

51

感染

46

原子力発電

47

安全

37

エネルギー

41

安定供給

30

安定供給

39

原子力発電

30

影響

38

発電

28

電気

34

供給

27

電気代

32

心配

27

時間

31

新型

26

コロナ

30

関係

24

原子力

30

不安

24

考える

29

不足

23

会社

27

懸念

21

コロナウイルス

26

増える

19

生活

26

考える

18

安定

25

ステイホーム言及層とそれ以外の層で，自由記述

使う

17

多い

24

以外の選択式の質問の回答はどれだけ類似している

クラスター

15

必要

24

原子力

15

料金

24

のだろうか．

出る

15

コロナ

22

電気

15

関係

22

発生

15

安い

21

必要

15

不安

21

事故

13

在宅

20

特に

13

電気料金

19

経済

12

使用

18

場合

12

心配

18

人員

12

発電

18

働く

12

問題

12

指示文がなければ，コロナ禍とエネルギー供給とを関連づけることは難しかった可能性も考慮する必要があるだろう．
これらは，規模の面においてぴったりと一致する
わけではないものの，イノベーションの普及や伝搬を扱う研究において，アーリー・アダプターやオピ
ニオン・リーダーが社会構成員の一部に過ぎないとされている点と整合する．しかし，繰り返しになるが，問題となるのは，このように自由記述でステイホームに言及していることが，エネルギーや電力をめぐる社会課題についての認識の先鋭化につながっているのか否かである．

4.2 関
 連の分析

そこで，図１に，ステイホーム言及層とそうでな
い層で選択式の質問の回答比率を，2020 年と 2021
年のそれぞれでプロットした．図から明らかなように，双方の年とも関連していることは明らかであり，相関係数を算出すると，2020 年が 0.947，2021
年は 0.964 と，とても高い．比率の差の検定を実施
しても有意なものは見出されない．つまり，ステイ
ホーム言及層とそれ以外の層で結果が大きく異なっているとはいえない．以下でもう少し具体的に，節は 26 事例であり，2021 年調査であれば，50 事例である．
このように，自由記述回答層に限定したとしてもステイホーム言及層は決して多くない．2020 年であれば自由記述回答層の 8%（調査回答者全体では3% 未満），2021 年であれば自由記述回答層の 20%（調査回答者全体では約 5%）に過ぎない．後述する
ように，電気の使用量や電気代の増加については，
2020 年調査のほうが懸念する回答比率が高かった
ことを踏まえるならば，2021 年において回答者数

図１

ステイホーム言及層とそうでない層の関連

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54

電やエネルギー問題についての質問の結果を確認しは，「確実に実行」したのは，ステイホーム言及層ていく．

で 2020 年が 15%，2021 年が 18% であり，言及がない層では 2020 年と 2021 年ともに 18% であり，こち4.2.1 節 電らも言及の有無でそれほど差はない．
「実行していない」のは，ステイホーム言及層で 2020 年が 35%，

まず，
「あなたは，今年の夏，次にあげた事柄を2021 年が 20% であり，言及がない層では双方の年どの程度実行しましたか」と尋ねたうえで，「冷房

とも 22% である．それゆえ，ステイホーム言及層の設定温度は28度を目安に高めに設定する」（図２），

だからといって節電に積極的であるわけではない．

「電気製品などの買い替えの時に，省エネの視点か
ら商品を選ぶ」（図３）について，「確実に実行した」「だいたい実行した」「少し実行した」「実行しなかった」の４つの選択肢から回答してもらった．

4.2.2 電 気の使用量と電気代
使用量については「今年の夏，あなたのご家庭の冷房の設定温度について，「確実に実行」したの電気の使用量は，昨年と比べて増えましたか，それは，ステイホーム言及層で 2020 年が 23%，2021 年とも減りましたか」（図４）と，
電気代については「今が 18% であり，言及がない層では 2020 年と 2021 年

年の夏，あなたのご家庭が支払った電気代は，昨年

ともに16% であり，言及の有無で差はない．また，「実と比べて増えましたか，
それとも減りましたか」（図行していない」のは，ステイホーム言及層で 2020

５）と尋ね，「増えたと思う」「減ったと思う」「変

年が 42%，2021 年が 26% であり，言及がない層でわらなかったと思う」「わからない」の４つの選択

は 2020 年が 34%，2021 年が 35% である．

肢から回答してもらった．

続いて，買い替え時の省エネ製品の選択について

図２

図３

節電行動（冷房の設定温度）

節電行動（省エネ製品への買い替え）

使用量について，「増えたと思う」と回答して

図４

図５

電気の使用量の認識

電気料金の認識

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-555

いるのが，ステイホーム言及層で 2020 年は 38%，受けている」「影響受けていない」の４つの選択肢

2021 年 は 28% で あ り， 言 及 が な い 層 は 2020 年 でから選んでもらった．

33%，2021 年で 22% であり，言及の有無でそれほど「行動や生活スタイルの面」については「大きな差はなく，むしろ調査年間の差が大きい．コロナ禍

影響を受けている」が，ステイホーム言及層で 38%に慣れておらず主観的な深刻度がより大きかったと（2020 年）と 36%（2021 年）であり，言及がない層考えられる 2020 年において「増えたと思う」の比

で 21%（2020 年）と 19%（2021 年）である．言及率が高い．

ありの層とない層で約 15 ポイント前後の差がある

電気代についても，「増えたと思う」
は，
ステイホー

ものの，統計的には有意ではない．

ム言及層で 38%（2020 年）と 32%（2021 年）であ

「経済的な面」については「大きな影響を受けてり，言及がない層で 32%（2020 年）と 24%（2021 年）いる」が，ステイホーム言及層で 19%（2020 年），であり，言及の有無でそれほど差はなく，むしろ，

14%（2021 年）であり，言及がない層で 14%（2020 年），

調査年間の差が目立つ．

12%（2021 年）である．この点についても言及の有

4.2.3 新 型コロナウイルスによる影響
また，「あなたやあなたのご家族は，新型コロナウイルスによる影響をどのくらい受けていますか」と尋ね，「行動や生活スタイルの面」（図６）と「経無で差は大きくなく，むしろ，経済的な面以上に行動や生活スタイル面での影響が大きかったと考えら
れる．

4.2.4 エ ネルギー問題への関心

済的な面」（図７）のそれぞれで，「大きな影響を受

続いて，「最近ではエネルギー問題が話題になる

けている」「かなり影響を受けている」「少し影響をことがしばしばあります．あなたご自身は，このことは重要な問題だと思いますか」と尋ね，
「非常に
重要」
「重要」
「あまり重要でない」「重要でない」「その他」の５つの選択肢から選んでもらった（図８）．
回答者の大半が「非常に重要」ないし「重要」と回答しているが，「非常に重要」は，ステイホーム言
及層で 50%（2020 年），34%（2021 年）であり，言及がない層で，29%（2020 年），31%（2021 年）である．2020 年において，言及がある層とない層で約 15 ポイント前後の差があるものの，統計的には有意になっておらず，実際，2021 年に差は縮小しており，言及の有無で差があるとは考えにくい．

図６

コロナの影響（行動・生活スタイル）

図７

コロナの影響（経済面）

図８

エネルギー問題への関心

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-5

56

4.2.5 再 エネ導入と電気料金の値上げ

く，また，分析結果からはステイホーム言及層はそうでない層と比較して際立った特徴を有しているとそれから，「もし，太陽光発電や風力発電などのはいえなかった．それゆえ，ステイホーム言及層を再生可能エネルギーの利用を拡大するためのコスト

イノベーションの普及や伝搬を扱う研究におけるを，電気料金でまかなうとすれば，あなたご自身は

アーリー・アダプターやオピニオン・リーダーのよ

どのくらいの値上げならば受け入れてもよいと思い

うな層とみなすのは難しい．

ますか」と尋ね，「5% 以下」
「10%」
「20％」
「30%」
「40%」

この結果をどのように解釈すればよいか．第一「50% 以上」「値上げは受け入れられない」という選に，自由記述回答率が３割から４割であることを踏

択肢から選んでもらった（図９）．
「値上げを受け入

まえるならば，生活様式の変化と対応し，エネル

れられない」という選択肢は言及の有無でほとんどギーをめぐる問題のような世の中の変化を本当は敏

差はなく，また，2020 年であれば 10% の選択肢で感に察知しているにもかかわらず，自由記述の質問

言及ありの層で 54% と高いものの，差は統計的にに回答していないために，それ以外の層としてカウ

有意ではなく，また，2021 年には 10 ポイント減少し，ントされてしまっている可能性を排除することはで差は縮小している．

きない．この場合，新しい需要家の行動の拡がりやボリュームを定めるうえでは，自由記述式では不十分であり，無回答率の低い選択式の設問を改めて設定して，回答してもらうことが望ましいだろう．すなわち，意識面や行動面において新しい需要家と思われる特性をピックアップし，選択式の質問とその選択肢を考案することが必要になる．そして，新しい需要家をうまく析出できるような選択式の設問があるならば，その質問を用いたウェブ調査等でスクリーニングをかけることも可能であり，改めてその層に限定した厚い調査を展開していくことも考えられる．

図９

再エネ導入と許容できる値上げ＊ 6

他方，確かにステイホームをはじめ，仮に新しい生活様式を実践していたとしても，本当に「ただそこのように，節電やエネルギー問題への関心を含れだけ」であり，家庭での電気料金や電気代の負め，
ステイホーム言及層がそれ以外の層と比較して，担の心配は単なる個人的な行動パターンの変化や際立った特徴を有しているとは考えられない．すな

気づきに過ぎない可能性も大きい．つまり，生活様

わち，ステイホーム言及層は電気代や電気料金に敏式の変化が，エネルギーをめぐる問題についての感であるという仮説も，ステイホーム言及層は節電

気づきや行動につながっていない可能性である．こに熱心であるという仮説も調査結果からは支持されちらの場合であっても，意識面や行動面において新ないといってよい．

しい需要家と思われる特性を把握するために選択式

4 4 4

4 4 4

の質問を用いて一定期間フォローしていくことは意

5. 議
 論

義がある．その上で，対策は調査方法の改善以外にも考えられる．たとえば，エネルギーが人々の生活

本稿では，コロナ禍において在宅勤務やテレワーの基盤にあることを前提としつつも，現代のエネル

ク，自宅で過ごす時間が増えたことに伴い，新しいギーをめぐる問題や環境の変化について，自ら進ん生活様式を実践し，電気の利用や電気代の増加につで学びたくなるような情報の発信や機会の創出が必いて何らかの気づきを得ていた層を，ステイホーム

要だろう．エネルギー分野のイノベーションは情報言及層として析出し，分析してきた．析出されたス

技術分野のイノベーションとはスピード面で比較す

テイホーム言及層のボリューム自体はとても小さることは難しく，容易でもないことから地道な取り

4 4 4＊ 6 「30%」「40%」「50%以上」の選択肢については細かくて見えにくくなることから「30%以上」と統合して図示した．論旨に影響はない．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-5

組みが欠かせない．加えて，拡がりも不均一であると予想される．先端的な取り組みや試みに照準を合57

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INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-658

エネルギー問題におけるリスク・コミュニケーション—— 共に考える姿勢が示されることの意味（予備調査）——
Riskcommunicationinenergyissues—— Whatitmeanstoshowawillingnesstothinkingtogether（Preliminarystudy）——
夛田

幹宏（MikihiroTada）＊1

要約
本稿では，リスク・コミュニケーションの要件のひとつとされる共考の姿勢を示すことに着目した調査を行った．多くのリスク・コミュニケーションの現場では，その冒頭において，「理解していただくための情報提供をしたい」といった進め方をすることが多い．この冒頭の進め方を「共に考えるための時間を持たせてほしい」と宣言して，共考の重要性を示し，共に考える場をつくることで，より円滑な対話が進むのではないかと考えた．この２つの進め方の違いを確認するために，非言語コミュニケーションの影響を排除した２種類の音声動画を作成して予備調査を行った．調査は，3 回に分けて実施した．調査Ⅰでは，同じ参加者が動画 A（情報提示条件）と動画 B（共考条件）の両者を視聴し，それぞれの評価を行うデプスインタビュー調査および会
場質問紙調査を実施した．調査Ⅰでは，共考の姿勢を示すことであきらかな差を確認することができた．次に調査Ⅱでは実験協力者を２群に分け，一方には動画 A，もう一方には動画 B を見せ，
A/B テストと会場質問紙調査により効果を確認した．結果は，調査Ⅰほどの大きな差はなかったが，「中立・公平な話と感じる」という受け止めには有意な差が見られた．調査Ⅲでは，調査Ⅱを Web 上で実施した．結果は，「自分の意見が言いやすい」という点で動画 B（共考条件）がよいとされたが，僅かな差しか認められなかった．調査ⅠやⅡの結果と比較すると差はわずかとな
り，Web 方式の視聴では「共考の姿勢を示している」と伝わらなかった可能性がある．本稿の調査では，非言語コミュニケーションを含めた送り手の側の要因や，説明会に参加する動機付けなど受け手の側の要因は検討されていない．本稿の調査結果を踏まえて，今後，共に考える姿勢が示されることの意味を明らかにしていきたい．
キーワードエネルギー問題，リスク・コミュニケーション，共考，中間層の態度，会場調査，Web 調査

Abstract
Inthispaper,weconductedasurveyfocusingontheinfluenceofthinkingtogether,
whichisoneoftherequirementsforriskcommunication.Inmanyriskcommunicationsessions,
thesessionoftenbeginswiththestatement,“Iwouldliketoprovideyouwithinformationto
helpyouunderstand”.Wethoughtthatbydeclaring,“Letushavetimetothinktogether”atthe beginning of the session, we could show an attitude of joint thinking and create a spaceforjointthinking,therebyfacilitatingdialogue.Inordertoconfirmthedifferencesbetweenthetwo ways of proceeding, we conducted a preliminary survey by creating two types of audio
videosinwhichtheinfluenceofnonverbalcommunicationwaseliminated.Threesurveyswereconducted.InSurveyI,participantswatchedbothvideosA（informationpresentationcondition）
andB（thinkingtogethercondition）,andevaluatedeachoftheminanin-depthinterviewandan
on-sitequestionnairesurvey.InSurveyI,wewereabletoconfirmacleardifferencebyshowingtheattitudetothinktogetherwiththeparticipants.Next,inSurveyII,anA/Btestoftheinterparticipant design with two groups of participants and an on-site questionnaire survey wereconductedtoconfirmtheeffects.TheresultsshowedthattherewasnosignificantdifferenceasinSurveyI,buttherewasasignificantdifferenceintheperceptionof“perceivedasneutralandimpartial”.SurveyIIIwasthesamesurveyasSurveyIIbutconductedontheWeb.The
resultsshowedonlyasmalldifferenceintheperceptionof“easytoexpressone’sownopinion”
invideoB（thinkingtogethercondition）.However,thedifferencesweresmallcomparedtotheresultsofSurveysIandII,andthemagnitudeoftheeffectcouldnotbeconfirmed.Itispossiblethattheweb-basedviewingdidnotconveythemessageofthinkingtogether.Thispaperdoes
notexaminefactorsonthesender’sside,includingnonverbalcommunication,andfactorsonthe
receiver’sside,suchasmotivationtoparticipateintheinformationsession.Basedontheresults＊ 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 . 29 2022 SR-6

59

ofthisstudy,wewouldliketoclarifytheeffectofshowinganattitudeofthinkingtogetherin
thefuture.
Keywords

energyissues,riskcommunication,thinktogether,attitudesoftheintermediategroup,
centrallocationtest,websurvey

1. は
 じめに

2. 共
 に考える姿勢

リスク・コミュニケーションとは，木下（2016）「共考」とは，木下（2016）によれば，「一緒にによれば「対象のもつリスクに関連する情報を，考えるというイメージ」の他 ,「議論を対等に行う」

リスクに関係する人々（ステークホルダー）に対し「説得を試みるのではない」「リスクを共通の問題とて可能な限り開示し，たがいに共考することによっする」「問題を共有して視点を交換する」「異なる文て，解決に導く道筋を探す思想と技術」と定義され化圏との異文化交流」などさまざまな側面を持っる．
「リスク・コミュニケーション」の成立の要件は，た社会的技術であると紹介されている．
「共考」の「情報の両面性」「双方向性」「共考」が存在するこ

具体的な指標として，送り手と受け手の「信頼感」ととされている．

「情報共有度」「相互理解」「合意形成」がある．

本稿では，リスク・コミュニケーションの成立要件としてあげられる「共考」に着目した．

以上を踏まえて，エネルギー問題のリスク・コ
ミュニケーションの「共考」について定義すると，出発点は，夛田（2019）の，原子力発電に関す「送り手が，受け手に対して自然な形で情報に触れる相反する２つの主張の受け止めを把握する調査でる機会を提供し，問題を共有し，相互の立場にとっある．この調査では，原子力を利用すべきとする主てのリスクや不安を尊重し，将来のエネルギー供給

張が一般の人々には内容が難しくて分からないと受のあり方について共に考える雰囲気を醸成するこけ止められ，社会は原子力に依存すべきではないとと」と定義する．

する主張について，事実かどうか分からないと受けエネルギー問題のリスク・コミュニケーションの止められる傾向があった．それぞれの主張の中で，特徴としては，様々なリスクを扱う難しい問題であ一方的な情報提供と受け止められる形や，透明性にると言える．送り手が，ある解決策の利点やリスク欠けると感じられる場合に，情報発信者との情報共に対して安全性を確保するための事実に基づいた，有が難しくなり不信感が生まれる可能性を指摘してもしくは科学的に証明された情報を提供したとしている．この結果を踏まえ，「自然な形で情報に触れ，も，その受け止めに疑義が残る傾向がある．場合に共に考える環境づくりが重要である」と考察してよっては，送り手の意図する方向と逆の反応が見らいる．あらためて，夛田（2019）の調査の進め方をれる．このような状況においては，受け手が自然な振り返ると，リスク・コミュニケーションの成立要

形で情報を共有する雰囲気が大切になる．

件とされる「情報の両面性」と「双方向性」は確保

そこで，共に考える姿勢の雰囲気づくりを検討しされていたが，「共考」に対する配慮が十分ではな

たところ，対話を始める冒頭に，「共に考えるためかったと思われる．その結果，相反する２つの主張の時間を持たせてほしい」ということを送り手が宣に対する疑いがみられ，情報を共有するというより言して約束し，その約束を守ることであるというこ

も，それらの主張の間違いや不適切さを探すようなとに行き着いた．

形となっていた．そのため，それぞれの主張に対する多くの疑いがあったと推察する．

過去に行った筆者の送り手の立場でのリスク・コ
ミュニケーションの経験と，受け手の立場となってそこで本稿では，リスク・コミュニケーションの参加したエネルギー問題に関するリスク・コミュニ

実務の場で共に考えることの重要性を示して，共考ケーションの経験から，この方法が，「共考」を機の雰囲気を作り出し，より自然な形の対話をつくる能させる最初のステップではないかと考えられる．

方法，送り手が共考の姿勢を示すことの意味を把握

実際，リスク・コミュニケーションの現場では ,するための予備調査を実施した．

その冒頭において，トピックスに関して「情報提供をしたい」「情報共有をさせていただきご理解をいただきたい」といった進め方に触れる機会が多く

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-6

60

あった．

について理解してもらうために情報提供を行いま

この冒頭の進め方を踏まえて，２本の動画（表１）

す」とした．動画 B（共考条件）では，「原子力発を作成した．動画 A（情報提供条件）を < 理解して電のとらえ方は人によってさまざまかと思います，

いただくための情報提供 >，動画 B（共考条件）を（省略），一緒に考える時間を持たせていただければ< 共に考えるための時間を持たせてほしいと宣言すと思います」とした．

る > とし，後者 B を「共考」を機能させる動画とし

本稿の調査で注意が必要な点は，動画のテキストた．調査では，両者の受け止めに違いがあるのかを文章の内容に違いがあることである．動画 A（情報確認するとともに，あわせて共考の姿勢を示すこと

提供条件）は，「１．導入部」で「原子力発電の必が，受け手の情報を受け取る構えにもたらす影響を

要性について」や「３．結論部」で「再生可能エネ

測定する．

ルギーだけでは３つ＊ 2 の条件を同時に実現できない」「原子力発電は欠かすことのできない電源とな

3. 方
 法

る」といった，原子力発電の必要性を訴える内容となっている．

3.1 調
 査で提示する動画

一方，動画 B（共考条件）は，「１．導入部」で，「原子力発電のとらえ方は人によってさまざま」，

動画は，テキスト文章とそれを読み上げる音声か「３．結論部」で「３つのバランスが大切」「各電源らなり，文章を読み上げると文字色が変わるものでにはメリット・デメリットがあり，原子力も含めてある．長さは 50 秒程度で，テキストを読み上げる

多様な電源を組みあわせ，選択肢を検討することが人は同一人物である．また，受け手が非言語コミュ

有効」といった，実験協力者の受け止めを尊重し，ニケーションの影響を受けないよう，提示する文章

バランスや組合せが有効であることを示した内容での書式・形式，読み上げ速度，声のトーンを同じくある．したがって，操作されている実験条件としてし，読み上げる人物は動画の中に登場しないようには，「１．導入部」の（情報提供条件）「理解してもした．

らうための情報提供を行う」，（共考条件）「一緒に実験条件を反映させるため，導入部において，動考える時間を持たせていただければと思います」と

画 A（情報提供条件）では「原子力発電の必要性いう宣言だけでなく，他の違いも含まれている．

表１

提示した２種類の音声動画の概要

動画 A（情報提供条件）〈理解していただくための情報提供〉

動画 B（共考条件）〈共に考えるための時間を持たせてほしいと宣言する〉

１．導入部

原子力発電の必要性について，理解してもらうた
めに情報提供を行います．
この内容から原子力発電のメリットを理解し，原子力が必要であることを感じていただけるかと思います．

原子力発電のとらえ方は人によってさまざまかと思います．
現在の日本のエネルギー供給の状況をお伝えして，一緒に考える時間を持たせていただければと
思います．

２．論点

（共通）資源の乏しい我が国では，エネルギー政策の基本として，①エネルギーの安定供給，②経済性，③温室効果ガスの削減

３．結論部

上記の３つがあります．
再生可能エネルギーだけに頼っていては，これらの３つを同時に実現することはできないため，
原子力発電は欠かすことのできない電源となります．

＊2

①エネルギーの安定供給，②経済性，③温室効果ガスの削減．

上記の３つのバランスが大切と言われています．
各電源にはメリット・デメリットがあり，原子力も含めて多様な電源を組みあわせ，選択肢を検討することが有効であると考えられています．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-6以上を踏まえた形で，動画 A（情報提供条件）< 理解していただくための情報提供 > と，動画 B（共考条件）< 共に考えるための時間を持たせてほしいと宣言する > の差異を確認し，共に考える姿勢

61

査Ⅱと同様の参加者間計画である．

3.3 評
 価方法
動画視聴後の評価項目については，木下（2016）が示されることの意味を検討する．

のリスク・コミュニケーションの効果における評価

3.2 実
 験調査の概要

基準を参考に，
５項目（「聞いてみようと思えた」「中立・公平な話と感じた」「自分の意見が言いやすい」

本稿では３回の調査結果を報告する．
（表２）「理解が深まる」「信頼できる話」）を設定した．調調査Ⅰでは，動画 A（情報提供条件）と B（共考査Ⅱならびに調査Ⅲでは「前向きに考えられる」を条件）の両方の動画を視聴して，参加者内計画＊ 3

加えて６項目とした．
（表３）

により，その受け止めの差をデプスインタビュー＊4

ならびに会場質問紙調査で把握した．

５段階評定にて，中立を３点，調査票の左側に位置

調査Ⅱでは，実験参加者を２群に分けて，A/B
テストを実施し，参加者間計画＊5

さらに，評価尺度は SD 法を採用した．選択肢はによる会場質問する選択肢を５点，右側に位置する選択肢を１点として評定平均値を算出している．

紙調査を実施した．
調査Ⅲでは，調査Ⅱの調査を，サンプルサイズを大きくできる Web 方式で実施した．調査設計は調
表２

時

期

方

法

実験調査の概要と回答者属性

調査Ⅰ

調査Ⅱ

調査Ⅲ

2020 年 10 月

2020 年 11 月

2020 年 11 月

会場質問紙調査

会場質問紙調査

Web 方式質問紙調査

同左

同左

─

─

原子力発電再開働賛否について
中間的態度＊ 6 を持つ人（中間層）

デプスインタビュー
近畿２府４県在住
20 歳〜 60 歳代の男女

対

象

調査会社モニター登録者

人

数

18 人

16 人（A 群８人，B 群８人）

1,249 人（A 群 624 人，B 群 625 人）

設計

参加者内計画
AB 相対比較方式

参加者間計画A/B テスト方式

参加者間計画A/B テスト方式

再稼働
賛否の評定
平均値＊ 7

＊3
＊4
＊5
＊6

＊7

2.89 点（標準偏差 1.323）

A群

B群

A群

B群

3.13 点
2.50 点3.00 点
2.99 点（標準偏差 1.309） （標準偏差 0.991） （標準偏差 0.788） （標準偏差 0.800）

同一の実験協力者に動画 A と動画 B の複数動画（条件）を視聴してもらい，その後，2 つの動画に対する，受け止めを測るためのアン
ケートに回答する調査計画
提示順序による結果の偏りを防止する観点から，半数を動画 A（情報提供条件）から動画 B（共考条件），残りを動画 B（共考条件）から
動画 A（情報提供条件）の順で視聴することとした．
１人の実験協力者ないし１つの群に属する実験協力者に，動画 A もしくは動画 B のどちらか１つの動画（条件）を視聴してもらい，
その後，視聴した動画に対するアンケートに回答してもらい，受け止めを測る調査計画．
原子力発電の問題に関して，はっきりした答えが出しにくい人々である．本稿では，原子力発電の再稼働賛否において，５件法の回答選択肢のうち，中間の選択肢，「2」どちらかといえば再稼働してもよい，「3」どちらでもない，「4」どちらかといえば再稼働すべきでない，を選択した回答者とする．調査Ⅲの参加者の中に，「1」再稼働すべき，「5」再稼働すべきでない，と明確な賛否を表明した人は含まれていない．
原子力発電の再稼働賛否において 「, 再稼働すべき」から「再稼働すべきでない」の５件法のリッカートスケールによって測定され，５点から１点を付与される .

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-662

表３

動画を評価するための質問内容
SD 法

評価項目

左側の選択肢右側の選択肢１聞いてみようと思えた

聞いてみようと思えた

あまり聞きたいと思えなかった

２中立・公平な話と感じた

中立・公平な話と感じた一方的な話と感じた

３自分の意見が言いやすい

自分の意見が言いやすそうと感じた

自分の意見が言いにくそうと感じた４理解が深まる

理解が深まる話と感じた

理解が深まる話ではないと感じた５信頼できる話

信頼できる話と感じた

信頼できる話とは感じなかった

６前向きに考えられる

エネルギー問題について前向きに考える エネルギー問題について前向きに考えることができると感じた
ことができないと感じた

4. 調
 査結果

が見られた．この反応は，表１の「３．結論」の違4.1.1 調
 査Ⅰデプスインタビューの結果であると考えられる．それゆえ，純粋に共考の姿勢

いによるもので，両面的コミュニケーションの効果を示されることによる受け止めの差と言い切ること

デプスインタビューの結果を表４にまとめた．

ができないが，共考の姿勢の宣言に反応した意見が

動画 A（情報提供条件），動画 B（共考条件），そ多くみられることから，< 共に考えるための時間をれぞれの動画において，ポジティブ・ネガティブの持たせてほしいと宣言する > ことで，共考の重要性

両面の意見が確認された．実験協力者の意見がポジが示されたことによる，受け手の受け止めの差異はティブもしくはネガティブな受け止めかどうかの判存在するといえる．

断は，筆者とインタビューアを担当した４人で協議
し分類を行った．

4.1.2 調
 査Ⅰ会場質問紙調査の結果

実験協力者 18 人中２人については，動画 AB に差が見られないとされた．動画 A（情報提供条件）に

AB それぞれの動画を視聴した後の，参加者内計

ついては，ネガティブな受け止めが多く見られた．

画（n=18）における各動画の評価を表５に示す．

「明らかに意図的」「一方的」「押しつけがましい」「上

全ての評価項目（５項目）で有意な差が認められた．

から目線」といった意見が見られた．実務では「情「中立・公平な話と感じた」の差が最も大きく，動報提供」という言葉が多く使われているが，エネル

画 A（情報提供条件）2.33 点，
動画 B（共考条件）4.11

ギー問題のリスク・コミュニケーションの場で使わ点であった．動画 B の評定平均値から動画 A の評定れる場合は，「情報提供」であってもネガティブな平均を引いた差（以下，BA 差）は，1.78 点（t（17）印象として受け止められている．

=-4.85,… p=.000）であった．
「信頼できる話」では，一方，動画 B（共考条件）については，ポジティ

動画 A（情報提供条件）2.72 点，
動画 B（共考条件）3.89

ブな受け止めが多く見られた．
「聞いてみようと思

点 と な り， 差 は 1.17 点（t（17）=-3.82，p=.001）

えた」「一緒に考えましょう」といった前向きな意となった．

見があり，< 共に考えるための時間を持たせてほし

動画 B（共考条件）には，「中立・公平な話」「信

いと宣言する > という，送り手の共考の姿勢の宣言

頼できる話」であるという評価につながり，より良に反応した，「考える」という言葉が含まれた意見

い対話を進める効果があることが示唆された．

が多く見られた．その結果，「この先はどうなるの

その他，「自分の意見が言いやすい」の評価は，か？詳しくは？続きを聞いてみたい」といった興味

動画 A（情報提供条件）2.50 点，
動画 B（共考条件）3.83

関心の高まりの意見や，「信頼度や好感度はこちら

点となり，有意な差（t（17）=-3.60，p=.002）がの方が高い」といった意見も聞かれた．

確認された．また，「聞いてみようと思えた」の差は，

動画 B（共考条件）の他のポジティブな意見をみ

動画 A（情報提供条件）3.00 点，
動画 B（共考条件）4.00

ると，「メリット・デメリットの両方を伝えている点となり，有意な差（t（17）=-3.57,… p=.002）を確

ので，
（省略）
，信頼が生まれると思う」という意見認した．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-6

表４63

デプスインタビューで得られた主な意見

動画 A（情報提供条件）〈理解していただくための情報提供〉

動画 B（共考条件）〈共に考えるための時間を持たせてほしいと宣言〉

・一方的な感じだが言いたいことははっきり伝わる．
・理 解が深まると感じた．はっきりと伝えている感じがした．

・エネルギーミックスをきちんと伝えたいと言われていたので聞いてみようと思えた．
・身 近な内 容と感じたし，簡 潔 でこの 先じゃあ そ れはどうなるの か？ 詳しくは？ 続きを聞 いてみたいなって思った．
・考 えてみませんかみたいな柔らかい感じ．こちらの立場も考えて言ってくれているっていう感じがした．
・他 のエネルギーのことを考えさせてくれた上で，原子力のことを説明してくれているのかなって感じ．
・信頼度や好感度はこちらの方が高い．
・癒される，優しいって感じ．一緒に考えていきましょうっ
ていう感じで．

ポジティブ
な意見

・
「一緒に考える時間をもたせていただければ」が良かった．
（省略）みんなの目線で考えましょうっていう感じ．
・こ の動画の方が良いです．メリット・デメリットの両方を伝えているので．悪いところも良いところも伝えてくれるので，信頼が生まれると思う．

ネガティブ
な意見

・明らかに意図的にという感じがした．
・ぼ やかした言い方．やはり原子力は何か隠さないといけ・普通に最初は身構えずに聞こうと思ったが，間違いなく動画 B
ないことがあるのかと思った．
（共考条件）は聞くけど，動画 A（情報提供条件）は聞かない． ・原 子力の話というのを隠して，他もあるけどその中でも・言 い切っている感じで「できないよ」という感じだった
原子力が要るんだよとなっているので，じゃあ他はどんので，一方的だなと思った．
なことがあるんでしょう？となる．
・押し付けがましい．
・これしなさいっていう感じ．理解しろみたいな印象．
・原子力が必要だよっていうのを最初から訴えかけられているような印象．他の電力を考えなくても原子力があったらいいんだよって言われている印象を受けた．
・原 子力発電が必要なんですよって言われると，拒否反応というか，あっという感じがある．
・威圧的な感じがした．すべてにおいて上から目線．
・最 初に聞いてうわって思った．「行います」「必要性について」とかっていう表現がダメ．良いところだけを伝えたいのかなと感じた．
・圧が強かった，
そう感じたのは「できないため」みたいな表現．
・こ っちができると思っても言えない，一方的な意見で，自分のことばっかり．

実験協力者 18 人中 16 人から，動画 A（情報提供条件）と動画 B（共考条件）の受け止めの特徴を収集．残り 2 人は（賛成層１人，中間層１人）は，「動画 A と動画 B に差が見られない」とした．

表５

調査Ⅰ会場質問紙調査の結果（参加者内計画）

動画 A（情報提供条件）

動画 B（共考条件）

度数

平均値

標準偏差

度数

平均値

標準偏差

差（pt）
B-A

１聞いてみようと思えた

18

3.00

1.08

18

4.00

0.69

1.00**

２中立・公平な話と感じた

18

2.33

1.24

18

4.11

0.83

1.78**

３自分の意見が言いやすい

18

2.50

1.04

18

3.83

1.04

1.33**

４理解が深まる

18

2.89

1.23

18

3.94

0.80

1.06*

５信頼できる話

18

2.72

1.07

18

3.89

0.83

1.17***p<.05,**p<.01

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-664

動画 B（共考条件）は動画 A（情報提供条件）よ1.00 点（t（14）=-2.40,…p=.003）であった．

りも，双方向的な対話の導入になる．

4.3 調
 査Ⅲの結果

この結果は，調査Ⅰのデプスインタビューの結果と整合し，受け手にとって差異があることが確認で調査Ⅲでは，調査Ⅱで行った実験調査を，Webきた．

方式で行った．動画 A（情報提供条件），（n=624），4.2 調
 査Ⅱの結果

動画 B（共考条件），（n=625）を回収し分析を行った . 結果は表７である．

調査Ⅱでは，参加者間計画による，A/B テスト

ほとんどの項目で動画 B（共考条件）の平均値がを実施して，動画 B（共考条件），（n=8）の < 共に高いものの，有意な差が確認できた項目は，「自分考えるための時間を持たせてほしいと宣言する > この意見が言いやすい」の６項目中１項目だけであっとが，動画 A（情報提供条件），（n=8）の評価と比た．評価の点数は，動画 A（情報提供条件）2.95 点，

較して，差異があるかを確認した．調査結果を表６

動画 B（共考条件）3.04 点，
BA 差は 0.09 点（t（1247）に記す．

=-2.31,… p=.002）となり , 有意な差は認められたものの BA 差は 0.09 点とわずか＊ 8 である．

６項目ある評価項目のうち，全ての項目で動画
B（共考条件）を視聴した群の評価が高い．統計的に差が認められたのは，「中立・公平な話と感じた」の項目のみである．評価は，動画 A（情報提供条件）
2.38 点，動画 B（共考条件）3.38 点となり，BA 差は，
表６

調査Ⅱ

会場質問紙調査の結果（参加者間計画，A/B テスト）

動画 A（情報提供条件）

動画 B（共考条件）

度数

平均値

標準偏差

度数

平均値

標準偏差

差（pt）
B-A

１聞いてみようと思えた

8

2.63

1.19

8

3.00

0.93

0.38n.s.

２中立・公平な話と感じた

8

2.38

1.06

8

3.38

0.52

1.00*

３自分の意見が言いやすい

8

2.63

0.92

8

3.00

1.07

0.38n.s.

４理解が深まる

8

2.63

1.19

8

3.25

0.89

0.63n.s.

５信頼できる話

8

2.75

1.16

8

3.38

0.52

0.63n.s.

６前向きに考えられる

8

2.88

1.13

8

3.13

0.99

0.25n.s.

n.s.非有意，*p<.05
表７

調査Ⅲ

Web 方式質問紙調査結果（参加者間計画，A/B テスト）

動画 A（情報提供条件）

動画 B（共考条件）

度数

平均値

標準偏差

度数

平均値

標準偏差

差（pt）
B-A

１聞いてみようと思えた

624

3.23

0.74

625

3.27

0.77

 0.03n.s.

２中立・公平な話と感じた

624

3.02

0.72

625

3.08

0.76

 0.06n.s.

３自分の意見が言いやすい

624

2.95

0.61

625

3.04

0.71

 0.09*

４理解が深まる

624

3.26

0.70

625

3.32

0.73

 0.06n.s.

５信頼できる話

624

3.06

0.68

625

3.05

0.69

-0.01n.s.

６前向きに考えられる

624

3.22

0.71

625

3.26

0.71

 0.03n.s.

n.s.非有意，*p<.05＊8

調査Ⅱの参加者間計画，A/B テスト，会場調査，「自分の意見が言いやすい」の評価の，BA 差は 0.38 点であった．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-6

4.3.1 共 考の姿勢が示された差異がわずかである

65

提示した，テキスト文章とそれを読み上げる音声の理由

動画は，非言語コミュニケーションを排除した言語情報である．テキスト文章の提示とそれを読み上げ

Web 方式の調査Ⅲにおいて，動画 A（情報提供

る音声動画では，共に考える場を作りたいとする送条件）と動画 B（共考条件）の間の差異がわずかでり手の意図は伝わりにくいものであるといえる．

あった要因を検討する．調査Ⅱは会場質問紙調査で4.3.2 調
 査Ⅲあり，調査Ⅲは自宅や外出先で，スマートフォン

対象層の違いによる差異

やパソコンなどを使用してアンケートに回答する
Web 方式である．

調査Ⅲの，全体の参加者間計画，A/B テストの調査Ⅲは調査Ⅱと同じ動画を視聴してもらってい差は認められなかったが，
木下（2016）によると「受るものの，Web 方式の視聴では「共考の姿勢を示

け手の知識量やもともと持っている事柄に対する態している」と伝わらなかった可能性がある．その度によって受け止めに差がある」ことが報告されて理由を考えると，調査Ⅱは会場調査という計画上，いる．本稿でも，知識量と原子力発電に対するもと調査プロセスや実査会場，実査空間において，双もとの態度の差により，動画 A（情報提供条件）と方向的要素を感じることができる状況が備わって

動画 B（共考条件）の受け止めに差異がないかを確いるが，調査Ⅲの Web 方式の場合には，双方向的認した．ただし，共考の姿勢を伝えることが十分にな要素を感じることができる状況は備わっていなできなかったことを踏まえると，層別の差異についい．実験計画に違いあるため単純な比較は妥当ではては，動画 AB それぞれの「３．結論部」の違い，

ないが，双方向性の度合の影響を考えると，調査Ⅰ正負両面からのメッセージで，両面的コミュニケーのデプスインタビューが最も双方向的要素を感じる

ションによる差異である可能性が考えられる．

ことができる状況である．調査ⅠⅡの差異の大きさ

まず，知識量に着目する．知識量の高さは，実験

は，実査環境において双方向的な要素が備えられて協力者の主観的な判断をもとに「社会問題に詳しい

おり，実験協力者にとって，双方向性があると受けと考えている層」と「社会問題に詳しくないと考え止められる中での評価結果である．実験協力者に，ている層」に分けて差異を確認した．

共考の姿勢や重要性を伝えるには，
調査体験の中に，「社会問題に詳しいと考える層」の，参加者間計共考の姿勢の重要性が伝わるような双方向的要素が画の A/B テストの結果は表８である．全ての評価備わっていなければ伝わらない．

項目で，有意な差は確認できなかった．次に，「社

調査Ⅲの結果は，Web 方式の特質による影響か

会問題に詳しくないと考える層」の結果を示した

ら，共考の姿勢を伝えることが十分にできなかった

表９を見ると，全ての項目で動画 B（共考条件）のために差異がわずかとなった可能性がある．

値が大きく，「中立・公平な話と感じた」の評価が，また，調査ⅠⅡは，実験調査に参加するためにわ

動画 A（情報提供条件）2.99 点，
動画 B（共考条件）3.11

ざわざ会場に足を運んでおり，調査Ⅲの協力者より…
点となる．BA 差は 0.11 点（t（695）=-2.15,…p=.003）

も強い関与や動機付けの差がある．その他，調査でで あ る．
「 自 分 の 意 見 が 言 い や す い 」 の 評 価 は，

表８

社会問題に詳しいと考える層の結果（調査Ⅲ，参加者間計画，Web 方式質問紙調査，A/B テスト）
動画 A（情報提供条件）

動画 B（共考条件）

度数

平均値

標準偏差

度数

平均値

標準偏差

差（pt）
B-A

１聞いてみようと思えた

277

3.35

0.76

275

3.34

0.86

-0.02n.s.

２中立・公平な話と感じた

277

3.06

0.75

275

3.05

0.85

 0.00n.s.

３自分の意見が言いやすい

277

3.01

0.63

275

3.08

0.82

 0.06n.s.

４理解が深まる

277

3.34

0.70

275

3.40

0.82

 0.06n.s.

５信頼できる話

277

3.07

0.71

275

3.04

0.78

-0.04n.s.

６前向きに考えられる

277

3.29

0.75

275

3.29

0.78

-0.01n.s.

n.s.非有意INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-666

表９社会問題に詳しくないと考える層の結果（調査Ⅲ，参加者間計画，Web 方式質問紙調査，A/B テスト）
動画 A（情報提供条件）

動画 B（共考条件）

度数

平均値

標準偏差

度数

平均値

標準偏差

差（pt）
B-A

１聞いてみようと思えた

347

3.13

0.71

350

3.21

0.69

0.08n.s.

２中立・公平な話と感じた

347

2.99

0.69

350

3.11

0.68

0.11*

３自分の意見が言いやすい

347

2.90

0.59

350

3.01

0.61

0.11*

４理解が深まる

347

3.20

0.69

350

3.26

0.65

0.06n.s.

５信頼できる話

347

3.05

0.65

350

3.06

0.62

0.01n.s.

６前向きに考えられる

347

3.17

0.68

350

3.23

0.65

0.06n.s.

n.s.非有意，*p<.05

動画 A（情報提供条件）2.90 点，動画 B（共考条件）と考える層（表 11）」の結果を見る．これらの層に3.01 点 と な る．BA 差 は 0.11 点（t（695）=-2.35,…

とっては，動画 B（共考条件）の差異を確認するこ

p=.002）となり，有意な差を確認した．

とができなかった．

「社会問題に詳しくないと考える層」にとっては，

一方，やや慎重側の立場となる「どちらかといえ

動画 B（共考条件）に，一定の差異があることが示

ば再稼働すべきでないと考える層（表 12）
」では，

唆される．

それぞれの差は小さいものの，「聞いてみようと思

次に，原子力発電の再稼動賛否に対する態度の差えた」「中立・公平な話と感じた」「自分の意見が言による分析を行った．まず，「どちらかといえば再いやすい」「前向きに考えられる」の項目で，有意稼働すべきと考える層（表 10）」「どちらでもないな差があることを確認した．

表 10

どちらかといえば再稼動すべきと考える層の結果（調査Ⅲ，参加者間計画，Web 方式質問紙調査，A/B テスト）
動画 A（情報提供条件）

動画 B（共考条件）

度数

平均値

標準偏差

度数

平均値

標準偏差

差（pt）
B-A

１聞いてみようと思えた

195

3.43

0.76

193

3.40

0.84

-0.03n.s.

２中立・公平な話と感じた

195

3.25

0.71

193

3.20

0.79

-0.05n.s.

３自分の意見が言いやすい

195

3.11

0.61

193

3.13

0.80

 0.02n.s.

４理解が深まる

195

3.43

0.68

193

3.50

0.83

 0.07n.s.

５信頼できる話

195

3.27

0.67

193

3.16

0.75

-0.12n.s.

６前向きに考えられる

195

3.42

0.70

193

3.38

0.79

-0.04n.s.

n.s.非有意
表 11

再稼動賛否についてどちらでもないと考える層の結果（調査Ⅲ，参加者間計画，Web 方式質問紙調査，A/B テスト）
動画 A（情報提供条件）

動画 B（共考条件）

度数

平均値

標準偏差

度数

平均値

標準偏差

差（pt）
B-A

１聞いてみようと思えた

225

3.17

0.64

238

3.14

0.65

-0.03n.s.

２中立・公平な話と感じた

225

3.01

0.59

238

3.06

0.64

 0.05n.s.

３自分の意見が言いやすい

225

2.93

0.49

238

2.99

0.59

 0.06n.s.

４理解が深まる

225

3.20

0.65

238

3.21

0.61

 0.01n.s.

５信頼できる話

225

3.04

0.61

238

2.99

0.55

-0.04n.s.

６前向きに考えられる

225

3.17

0.64

238

3.14

0.63

-0.03n.s.

n.s.非有意INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-6

表 12

67

どちらかといえば再稼動すべきでないと考える層の結果（調査Ⅲ，参加者間計画，Web 方式質問紙調査，A/B テ
スト）
動画 A（情報提供条件）

動画 B（共考条件）

度数

平均値

標準偏差

度数

平均値

標準偏差

差（pt）
B-A

１聞いてみようと思えた

204

3.11

0.78

194

3.28

0.82

0.18*

２中立・公平な話と感じた

204

2.81

0.80

194

2.99

0.84

0.18*

３自分の意見が言いやすい

204

2.83

0.70

194

3.01

0.74

0.18*

４理解が深まる

204

3.19

0.75

194

3.28

0.73

0.09n.s.

５信頼できる話

204

2.88

0.70

194

3.02

0.78

0.14n.s.

６前向きに考えられる

204

3.09

0.76

194

3.27

0.71

0.18*

n.s.非有意，*p<.05

原子力発電の再稼働に対して，やや慎重側の態度ための時間を持たせてほしいと宣言する > ことの方をとる人達にとっては，動画 B（共考条件）の方が，が，双方向的でより良い対話の提供に繋がることがより良い対話に繋がるようである．ただし，この結示唆された．この結果は，デプスインタビューの結果は，共に考える姿勢が示されたことの差異ではな

果と整合する．

く，動画 AB それぞれの「３．結論部」の違い，正次に，調査Ⅱでは参加者間計画，A/B テスト方式，

負両面からのメッセージ，両面的コミュニケーショ

会場質問紙調査を実施した．調査Ⅲでは調査Ⅱと同ンによる差異である可能性が考えられる．

様の調査を，Web 方式で実施した．

5. 考 察とまとめ調査Ⅱでは，「中立・公平な話と感じた」で有意な差がある事を確認した．調査Ⅲでは，「自分の意
見が言いやすい」で差がある事を確認したが，その本稿では３回の調査を実施し，< 共に考えるため

他の項目では有意な差が見られなかった．調査Ⅲのの時間を持たせてほしいと宣言する >，共考の姿勢

各評価項目の差は，調査Ⅰ，Ⅱの各評価項目の差とを示すことの意味の検討を行っている．

比較すると，差は僅かであり，影響の大きさを確認

調査Ⅰの，参加者内計画のデプスインタビューのすることができなかった．この結果は，各調査プロ結果から，共考の姿勢を示すことの違いを確認する

セスにおける双方向的な要素の備わりと関係しておことができた．動画 B（共考条件）に対する意見とり，Web 方式である調査Ⅲでは「共考の姿勢を伝して，「聞いてみようと思えた」「一緒に考えましょえる」ことが十分にできなかった．つまり「共考のう」といったものがあった．一部，両面的コミュニ姿勢を伝える」
ことで差異が生まれる前提としては，ケーションの影響の意見もみられるため，純粋に共双方的な場や空間が備わっていなければならないとに考える姿勢だけの差異とはいえないが，送り手のいえる．

共考の姿勢の宣言に反応した実験協力者の「考える」

調査Ⅲでは，ある特定の層に絞った場合に差異がという意見が多く出現している．その他，
動画 B（共あることを確認しているが，共考の姿勢を示すこと

考条件）の方が「信頼度」「好感度」が高いというの差異ではなく，音声動画の内容の差異，両面的コ意見もある．動画 B（共考条件）は，動画 A（情報ミュニケーションによる差異である可能性がある．

提供条件）と比較して，自然な形で情報に触れる機「社会問題に関して詳しくないと考えている層」や会となり，その結果，「聞いてみたい」「一緒に考え原子力発電の再稼動に対して「やや慎重な側の態度よう」となる．

を持つ層」において差異が見られる．

調査Ⅰの参加者内計画，会場質問紙調査では，

本稿をまとめると，< 共に考えるための時間を持「聞いてみようと思えた」「中立・公平な話と感じた」

たせてほしいと宣言する > こと，送り手が共考の姿「自分の意見が言いやすい」「理解が深まる」「信頼

勢を示すことの意味は，「中立・公平な話と感じる」

できる話」の全てで有意な差が認められた．< 理解と受け止められる場合に有意な差が見られた．共考していただくための情報提供 > よりも < 共に考えるの重要性を示し，共に考える場をつくることの重要

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-668性が示された．
共考の姿勢を示されることにより，受け手は，自

引
 用文献

然な形で情報に触れる雰囲気がつくられ，より良い木下冨雄（2016）．リスク・コミュニケーションの対話が進むことを示唆している．ただし，共考の姿

思想と技術共考と信頼の技法．ナカニシヤ出

勢を送り手が受け手に伝えるには，対話が行われる

版．

場において，双方向的要素が備わっていなければ，共に考える姿勢の重要性は伝わらない．

6. お
 わりに
本稿の予備調査は，共考の姿勢を示すことの意味を把握するために探索的に実査が行われた．今後，共に考える姿勢が示されることの差異の全体を把握することが求められる．先行研究である木下（2016）の，「リスク・コミュニケーションの評価の要因」
である，３つの要因（「提供情報に関する要因」「送り手側の要因」「受け手の側の要因」）を参考にすると，今回のいずれの調査も，提供情報に関する要因のみを測定したと考えられ，送り手側の要因である，
非言語コミュニケーション，例えば，送り手の雰囲
気から伝わる好意度，わかりやすく伝えようとする
姿勢などの影響．受け手の側の要因を見ていくと，トピックスに対するもともとの態度，知識量の差，
当該トピックスの情報に触れる関与の度合いが挙げられる．以上の要因を整理すると，より実際のリス
ク・コミュニケーションの現場に近い形の会場調査を実施することが望ましい．その上で，実験調査の実験条件を，< 共に考えるための時間を持たせてほしいと宣言する > ことに絞って，共考の姿勢を示す
ことの差異を把握したい．
その他，本稿の調査Ⅰのデプスインタビューの結果や調査Ⅲの層別の分析から，正負両面からのメッ
セージ，両面的コミュニケーションにも差異がある
可能性があることを確認している．今後，両面的コ
ミュニケーションが展開されることの意味についても検討していきたい．

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.

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-769

エネルギー問題におけるリスク・コミュニケーション—— 情報の両面提示の明示の差異（予備調査）——
Riskcommunicationinenergyissues
—— Thedifferenceofexplicitlypresentingtwo-sidedmessages（PreliminaryStudy）——
夛田

幹宏（MikihiroTada）＊1

要約
本稿では，情報の両面提示の明示の差異を確認するための検討を行った．情報の両面提示の明示とは，説明会のトピックスの流れの中で正負両面の情報を，視覚的に明示し，送り手と受け手がその情報を共有する一連の取組みである．この情報の両面提示の明示を実験条件として調査を行った．調査結果として，情報の両面提示の明示を行うことにより，リスク・コミュニケー
ションをより良くする効果があることを確認した．説明会の評価が高まり，「中立・公平性」について有意な差を確認した．送り手と受け手が，リスク情報について確認し共有しながら対話を進めることにより，受け手の送り手に対する印象の評価（
「明るさ」
「好感度」
「聴き取りやすさ」「自分の言葉で話している」「意見の尊重」「真摯さ」）において有意な差が見られポジティブな影響がある．

情報の両面提示の明示は，リスク・コミュニケーションにおいて必須の社会的技術であることが示唆された．
キーワード

エネルギー問題，リスク・コミュニケーション，共考，グループインタビュー調査，

両面的コミュニケーション

AbstractIn this paper, we examine the difference of the explicitly presenting two-sided
messages. The clarification of the explicitly presenting two-sided messages means that both
positive and negative information is visually presented in the story of the presentation topic,
andthatthesenderandreceiversharetheinformationandleaveanimpressiononeachother.
Weconductedanexperimentalinvestigationwiththeexplicitlypresentingtwo-sidedmessages
astheexperimentconditions.Theresultsofthestudyconfirmedthattheexplicitlypresenting
two-sided messages has the effect of improving risk communication. The results confirmed
that there was a significant difference in the neutrality and impartiality of the information.
The sender and receiver confirmed and shared risk information as they proceeded with thedialogue,andsignificantdifferenceswerealsofoundinthereceiver’simpressionofthesenderandevaluationofthesender’sattitudetowardthedialogue,suchas“cheerfulness”,“favorability”,
“easeoflistening”,“speakinginone’sownwords”,“respectforopinions”,and“sincerity”.The
implementation of the explicitly presenting two-sided messages has a positive effect on thesender’simpression.Webelievethattheclearpresentationoftheexplicitlypresentingtwo-sided
messagesisanindispensablesocialtechniqueinriskcommunication.
Keywords

energyissues,riskcommunication,thinkingtogether,groupinterviewsurvey,
two-sidedmessages

1. は
 じめに

可能な限り開示し，たがいに共考することによって，解決に導く道筋を探す思想と技術」と定義されリスク・コミュニケーションとは，木下（2016）ている．さらに「リスク・コミュニケーションの成によれば「対象のもつリスクに関連する情報を，リ立の要件として，「情報の両面性」「双方向性」「共考」

スクに関係する人々（ステークホルダー）に対してが存在すること」とされている．本稿では，「情報＊ 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 . 29 2022 SR-7

70

の両面性」
「双方向性」に着目した検討を行う．
夛田（2022a）では，リスク・コミュニケーショ
ンの冒頭で，共に考えることを宣言する事による「共考」の姿勢が示されることの意味を検討した．
その調査では，実験協力者に < 理解していただくた
めの情報提供 > と < 共に考えるための時間をもたせてほしいと宣言する > の２つの音声動画を見せてそ表１

説明資料の構成

１．エネルギー問題をめぐる状況
２．2030 年度エネルギーミックス
３．2050 年カーボンニュートラル
４．原子力発電と放射線
５．原子力発電の安全対策
６．高レベル放射性廃棄物の最終処分

れぞれの受け止めと，リスク・コミュニケーションに対する差異を把握した．
< 共に考えるための時間をもたせてほしいと宣言
する > 音声動画の内容には「各電源にはメリット・

本稿の説明会の目標を「2050 年の日本のエネル
ギー供給について考えること」とした．提示する情報の構成は下記の通りである．

デメリットがあり，多様な電源を組みあわせ，選択肢を検討することが有効である」と説明している．

…

１．…エネルギー問題をめぐる状況（３枚）…

この説明内容に対して，実験協力者の代表的な意見

エネルギーの 3E（エネルギーの安定供給，経として，「悪いところも良いところも伝えてくれる済性，環境性）に関する情報のまとめ．

ので，信頼が生まれる」といった意見が聞かれた．

2030 年度にあるべき電源構成を示す．

と短所について両面的な情報を提示している冊子内

３．…2050 年カーボンニュートラル（３枚）…

にあるコンテンツを評価した調査では，評価対象と2050 年に日本の温室効果ガスの排出をできるなった両面的な情報の表現について，調査協力者か限りゼロにする取組みのまとめ．

ら「バランスよく表現している」や「表現の仕方が…

２．…エネルギーミックス（１枚）…

このほか，夛田（2021）の，電源選択における長所…

…

４．…原子力発電と放射線（２枚）…

平等なので自分で読んで理解して良いと考える」と温室効果ガス・CO2 削減に有効であるが，リスの声が聞かれた．いずれの意見も，両面的な情報をクがあると考えられる原子力に関する情報．

捉えた反応であり，より深掘りをすることで，より５．…原子力発電の安全対策（２枚）…

…

良いリスク・コミュニケーションの展開に資する可

福島第一原子力発電所事故の経緯とその安全対能性がある．

策のまとめ．

以上のことから，本稿では，エネルギー問題のリ

６．…高レベル放射性廃棄物の最終処分（２枚）…

…

スク・コミュニケーションにおいて，情報の両面提原子燃料サイクル，地層処分の概要と各国の取示をどのように行い，より良い対話につながるのか，

組み状況の紹介．

さらには，実務者が使える形の情報の両面提示の方法について検討し，実験調査を行って，その差異を把握する．
エネルギー問題のリスク・コミュニケーションの活動には様々な取組みがあるが，エネルギー政策を

統制群は合計 13 枚のスライド，実験群には情報の両面提示の明示の資料が追加されているため，合計 17 枚のスライドを 20 分間で説明した．実験群の方が１枚あたりの説明時間は短くなる．

担当する組織や電力会社の広報などが，日常のコ

より実際の説明会の体験と近くなるよう，資料をミュニケーション活動の一環で行っている説明会の配付するとともに，会場では説明資料をスクリーン場を想定することとする．

に投影した．一方的な説明会とならないよう，説明

2. エ ネルギー問題の
リスク・コミュニケーション
実験調査の模擬説明会（以下，説明会）で扱う，
エネルギー問題の提示情報は，表１の通りである．
これらの情報は，閣議決定（2021），第６次エネル
ギー基本計画を参考に作成した．

の途中であっても，自由に質疑応答ができる形とした．ただし，両群ともに質疑応答はなかった．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-7

71

3. 情
 報の両面提示の明示をしているということをわかる形にしなければなら

3.1 メ
 リット情報とデメリット情報の整理り扱う問題である．提示されている情報が正負両面

本稿の説明資料内（表１）で提示されるメリット
情報とデメリット情報を整理する．具体的には以下の通りである．

ない．特に，エネルギー問題は，様々なリスクを取の視点から伝えられていることがわからなければ，「公正」や「信頼」に繋がらない．
その点で，受け手にとって，情報の両面提示をしていると受け止められるためには，トピックスの流れの中で視覚的に明示し，受け手とその情報を共有

a．メリット情報
3E（エネルギーの安定供給，経済性，環境性）

することが必要であると考えられる．本稿では，この一連の取組みを情報の両面提示の明示とする．

の観点ならびに 2050 年カーボンニュートラル実現

情報の両面提示の明示が対話の中で機能するにに向けたエネルギーミックス，再生可能エネルギー

は，説明会の流れの中で，どのタイミングで両面提と原子力発電の有用性についての情報をメリット情示を行うと印象に残りやすいのかを検討する必要が報として提示する．

ある．また，提示する情報の両面提示の資料が直感的にわかる形になっていなければならない．

b．デメリット情報

エネルギー問題のリスク・コミュニケーションにデメリット情報として，各電源が抱えるリスク

おいて共に考える場を作るということは，送り手が，情報を提示する他，原子力発電については，北田

受け手に対して自然な形で情報に触れる機会を提供（2015）の原子力発電について人々が知りたいとさし，送り手と受け手が問題を共有し，送り手と受けれる「安全性，放射能の影響，廃棄物の処理対策」

手のそれぞれの考えるリスクや不安を尊重し，将来の報告を参考に構成した．

のエネルギー供給のあり方について共に考える雰囲

具体的には，過去の大規模災害時に発生した事故
情報，放射線の健康への影響，高レベル放射性廃棄物処理の情報を提示する．

気を醸成することであると考えられる．
このことから，情報の両面提示の明示のタイミン
グは，将来のエネルギー供給について考えてもらう

安 全 対 策 に 関 す る 技 術 情 報 に つ い て は， 木 下

箇所や，受け手がトピックスに対して，多くのリス（2016）では「たとえそれが十分理解されなくても，

クがあると考える箇所や不安感があると想定される

リスク・コミュニケーションには必要不可欠な要素箇所で実施することが望ましい．

である」と指摘されていることから，本稿の説明会

本稿では，説明会の中で合計４回の情報の両面提でも，原子力発電の安全対策に関する技術情報を提示の明示を行う．具体的には，図１の，調査の進め示した．

方の通りである．将来のエネルギー供給について考3.2 両
 面提示する情報の明示えてもらう箇所として「２．2030 年度エネルギーミックス」の前ならびに説明会の最後に実施することとした．提示資料は，図２の「エネルギー問題のリスク・コミュニケーションは，専門家や行政，難しさⅠ」を用いた．さらに，多くのリスクがある

事業者といった専門家群から生活者の方向に情報がと考えられる箇所として，図１の「５．原子力発電

流れていく．このため，情報を受け取る受け手は，の安全対策」「６．
高レベル放射性廃棄物の最終処分」

少なからず送り手がどちら側の意図を持って情報をの前に実施した．提示資料は，図２の「エネルギー

提示しているのかという懸念が生じる．

問題の難しさⅡ」である．

木下（2016）によると「情報の両面提示で重要な

これにより，受け手にとって，正負両面の情報をことは，情報の両面性と透明性であり，これが提供

提示していることは資料の構成からあきらかであ者の「公正（fairness）」の証しとなる」とある．情り，より多くのリスク情報の共有にもつながる．

報の両面提示を適切に行って，自然な形で対話が進むようにしたい．

次に，提示する資料の表現について検討を行う．
夛田（2021）では，ベンチマークとなるコンテンツ

夛田（2019）の調査を振り返ると，情報の両面提を提供している．この調査では，５種類の両面的情示が機能するためには，受け手が，情報の両面提示

報のコンテンツの受け止めが検討されている．このINSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-7

72

統制群

実験群

エネルギー問題の難しさⅠ

説明会導入部（５分）
導入部の評価（質問紙調査）
1.エネルギー問題をめぐる状況
１回目
情報の両面提示の明示（エネルギー問題の難しさⅠ）
2.2030 年度エネルギーミックス
3.2050 年度カーボンニュートラル
4.原子力発電と放射線
２回目

エネルギー問題の難しさⅡ

情報の両面提示の明示（エネルギー問題の難しさⅡ）
5.原子力発電の安全対策
３回目
情報の両面提示の明示（エネルギー問題の難しさⅡ）
6.高レベル放射性廃棄物の最終処分
４回目
情報の両面提示の明示（エネルギー問題の難しさⅠ）
終了後の評価（質問紙調査）

図２

グループインタビュー（10 分）

した．

図１

調査の進め方

調査結果から，本稿の資料作成に当たっては，次の５点を考慮した．１つ目は，各電源のメリット情報（強み）とデメリット情報（弱み）の提示資料については，正負両面の情報が整理されたペイオフマト

説明会で使用した情報の両面提示の明示の資料

統制群（n=10）：情報の両面提示の明示なし．
実験群（n=10）：情報の両面提示の明示を４回実施．

4.2 調
 査の進め方リックス等を用いて表現する．２つ目は，イラスト

調査の進め方を図１に示す．説明会における，リを挿入する．３つ目は，適度な文字量とする．４つスク・コミュニケーションの評価に対する影響を把

目は，“ 〇× ” 表記を全ての電源で行う．最後に，握するため，開始後５分程度経過したところで，説各電源を提示する際の順番は，リスクを多く抱えて明会の導入部までの評価を会場質問紙調査によっていると考えられる原子力発電を最後に提示すること

測定するとともに，説明会が終了した後に説明会全である．こうすることで，視認性の確保に加え，中体の評価について測定を行った．さらに説明会終了

立・公平性のある情報提示につながる．

後には，約 10 分程度のグループインタビューを実

4. 方
 法
4.1 各
 群の位置づけ

施した．

4.3 調
 査参加者の属性
調査会社の登録モニターから，対象条件に合う男

情報の両面提示の明示を操作条件として，統制群女に参加を依頼した．概要は表２にまとめている．

と実験群を設定した．
具体的には以下の通りである．

実験調査であるため，統制群と実験群における，なお，統制群，実験群の説明者は，同一人物が担当

原子力発電の賛否の評定平均値＊ 2，男女の割合，性＊2

原子力発電の再稼働賛否において，「再稼働すべき」から「再稼働すべきでない」の５件法のリッカート尺度によって測定され，５点から１点を付与される．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-7

表２73

実査概要と実験協力者の属性

統制群

実験群

時期

2021 年 11 月

方法

会場質問紙調査・グループインタビュー

時間

40 分
近畿２府４県在住，18 歳〜 50 歳代の男女対象

調査会社モニター登録者

人数

10 人（２グループ）

10 人（２グループ）

対象

男性５人，女性５人
20 代２人，30 代１人，40 代３人，50 代４人
賛成層１人，中間層８人，慎重層１人
再稼働賛否の評定平均値3.00 点（標準偏差 1.155）

男性５人，女性５人
20 代２人，30 代１人，40 代３人，50 代４人
賛成層１人，中間層８人，慎重層１人
再稼働賛否の評定平均値3.00 点（標準偏差 1.247）

年代が同じになるように配慮しリクルーティングし
ている．

4.5 評
 価項目
説明会の評価に関する質問を検討した．まず，説4.4 分
 析の進め方

明会全体を評価する質問として，「説明会の参加満足度」を説明会終了後の調査票に設定した．

本稿の実験調査の実験計画は，混合計画となって次に木下（2016）のリスク・コミュニケーション

いる．参加者間要因（実験群・統制群）と参加者内の効果における評価基準と，夛田（2022a）の調査

要因（導入部・終了後）が同時に組み込まれている．

結果を参考に，７項目（「信頼度」「中立・公平性」

表３の通りである．

「理解の深まり」「わかりやすさ」「情報量の適度さ」

参加者間要因による，統制群の < 終了後の評価
B> と実験群の < 終了後の評価 D> を比較し，情報の両面提示の明示の差異を確認する．

「傾聴度」「意見の言いやすさ」）を設定した．表４の通りである．
さらに，受け手の送り手に対する印象を評価する

次に，参加者内要因による実験群の < 導入部の評
価 C> から実験群の < 終了後の評価 D> の変化を確認する．あわせて，参加者内要因による統制群の <質問７項目を設定した．表５の通りである．
導入部の評価と終了後の評価の質問票は同じ設問
選択肢を用いて測定している．

導入部の評価 A> から < 終了後の評価 B> の変化を

説明会全体を評価する質問の評価尺度は，5 件法確認して比較し押上効果を確認する．説明会終了後のリッカート尺度を用いた選択肢である．評定平均のグループインタビューでは，参加者間要因による，値を算出する場合は，「大変よかった」を５点，「ふ

統制群 AB と実験群 CD の評価についての意見を収

つう」を３点，「全然よくなかった」を１点として集し，会場質問紙調査結果の背景情報を収集するこ

算出する．

ととした．

リスク・コミュニケーションの評価および送り手の受け手に対する印象評価の評価尺度は，SD 法を採用し，… 選択肢は５段階評定にて，中立を３点，調査票の左側に位置する選択肢を５点，右側に位置する選択肢を１点として評定平均値を算出している．
表３
A< 導入部の評価 A>

統制群

リスク・コミュニケーションの評価
送り手の印象の評価

実験群

リスク・コミュニケーションの評価
送り手の印象の評価

C< 導入部の評価 C>

実験計画
B< 終了後の評価 B>

リスク・コミュニケーションの評価
送り手の印象の評価
D< 終了後の評価 D>

リスク・コミュニケーションの評価
送り手の印象の評価

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-774

表４

リスク・コミュニケーションを評価する質問内容
SD 法

評価項目

選択肢左側

選択肢右側

１ 信頼度

信頼できる話と感じた

信頼できる話と感じなかった

２ 中立・公平性

中立・公平な話と感じた一方的な話と感じた

３ 理解の深まり理解が深まった

理解が深まらなかった

４ わかりやすさ

内容や構成はわかりやすいと感じた

内容や構成がわかりにくいと感じた

５ 情報量の適度さ

情報の量は適切であった

情報の量は適切ではなかった

６ 傾聴度

聞いてみようと思えた

あまり聞きたいと思えなかった

７ 意見の言いやすさ 自分の意見が言いやすそうと感じた
表５

自分の意見が言いにくそうと感じた

受け手の送り手に対する印象を評価する質問内容
SD 法

評価項目

選択肢左側

選択肢右側

１ 明るさ

明るい感じだった

暗い感じだった

２ 好感度

好感がもてた

好感がもてなかった

３ 聞き取りやすさ

聞き取りやすかった

聞き取りにくかった４

自分の言葉で話し
自分の言葉で話している感じだったている

自分の言葉では話していない感じだった

５ 意見の尊重

参加者の意見を尊重する姿勢を感じた

参加者の意見を尊重する姿勢を感じなかった

６ 真摯さ

参加者の声に真摯に耳を傾ける姿勢を感じた

参加者の声に真摯に耳を傾ける姿勢を感じなかった

わかりやすく７
わかりやすく伝えようという姿勢が見えた
伝えようとする姿勢

わかりやすく伝えようという姿 勢 が 見えなかった

5. 調
 査結果

認している．最も差の大きかった項目は「真摯さ」

5.1 説 明会終了後の評価比較

実 統 差 は 1.10 点 と な り 有 意 な 差（（t（18）=-4.71,…

参加者間要因，統制群 < 終了後の評価 B> と実験の評価である．統制群 3.40 点，実験群 4.50 点となる．
p=.…000））を確認した．
情報の両面提示の明示をすることで，リスク・コ

群 < 終了後の評価 D> の結果について，対応のない
t 検定を実施した．表６の通りである．

5.00

説明会の満足度は，統制群 4.20 点に対して，実験

4.50

群 4.80 点となり，実験群の値から統制群の値を引いた差（以下，実統差）は 0.60 点となり，有意な差…
（（t（18）=-2.50,…p=.…022））を確認することができた．
統制群よりも実験群の方が参加して良かったと評価されている．
次に，リスク・コミュニケーションの評価項目への影響を見ると，「中立・公平性」（図 3）が，統制群 3.50

4.00

中立・ 3.00
公
平
性

3.50

2.00

点に対して，実験群 4.50 点となった．実統差 1.00 点

1.00となり，有意な差（（t（18）=-2.86,… p=.… 001））を確認した．その他の項目で有意な差は確認できな

統制群

実験群

かった．
情報の両面提示の明示の主な差異は，「中立・終了後の評価終了後の評価公平性」の評価であった（表 6）．
次に，受け手の送り手に対する印象を確認する．
表７に記載の通り，７項目中６項目で有意な差を確

印は有意差あり

図３

 立・公平性の結果（参加者間要因の統制群
中< 終了後の評価 B> と実験群 < 終了後の評価 D>）

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-7

表６75

リスク・コミュニケーションの評価（参加者間要因 , 統制群 < 終了後の評価 B> と実験群 < 終了後の評価 D> の比較）
統制群< 終了後の評価 B>

実験群< 終了後の評価 D>

度数

平均値

標準偏差

度数

平均値

標準偏差

１説明会の満足度

10

4.20

0.63

10

4.80

0.42

0.60*

２信頼度

10

3.90

0.74

10

4.50

0.53

0.60n.s.

差（pt）

３中立・公平性

10

3.50

0.97

10

4.50

0.53

1.00*

４理解の深まり

10

4.00

0.47

10

4.30

0.48

0.30n.s.

５わかりやすさ

10

4.00

0.82

10

4.40

0.52

0.40n.s.

６情報量の適度さ

10

3.90

0.74

10

4.00

0.67

0.10n.s.

７聞いてみたいと思えた

10

3.90

0.74

10

4.50

0.53

0.60n.s.

８意見の言いやすいさ

10

3.70

0.82

10

4.00

0.82

0.30n.s.

n.s.非有意 ,*p<.05
表７

受け手の送り手に対する印象（参加者間要因 ,統制群 < 終了後の評価 B> と実験群 < 終了後の評価 D> の比較）
統制群< 終了後の評価 B>

実験群< 終了後の評価 D>

度数

度数

平均値

標準偏差

平均値

標準偏差

差（pt）

１明るさ

10

4.00

0.67

10

4.70

0.48

0.70*

２好感度

10

4.10

0.57

10

4.70

0.48

0.60*

３聴き取りやすさ

10

4.10

0.74

10

4.70

0.48

0.60*

４自分の言葉で話している

10

3.50

0.53

10

4.50

0.53

1.00**

５意見の尊重

10

3.40

0.52

10

4.10

0.74

0.70*

６真摯さ

10

3.40

0.52

10

4.50

0.53

1.10**

７わかりやすく伝えようとする姿 勢

10

4.10

0.57

10

4.50

0.53

0.40n.s.

n.s.非有意 ,*p<.05,**p<.01

ミュニケーションの評価に差異が生まれる．また，情報が何であるかを，受け手と共有して進めていな

明示した情報を受け手と共有する行為が加わったこ

かったことなどから，デメリット情報やリスク情報ともあり，受け手の送り手に対する印象に対してもの印象が不足していたと考える．

ポジティブな影響がある．

5.2. グ ループインタビュー結果
説明会の改善点に関する意見
グループインタビューでは，説明会の改善点について聞き取りを行った．全てのコメントを表８に示す．
統制群の２グループ，10 人の参加者のうち３人

情報の両面提示は，明示して共有しながら進める
ことで機能するものである．実験群のグループイン
タビューでは「デメリット情報」や「ネガティブ情報」の提示に関する意見は聞かれなかった．実験群の方が，受け手はより自然な形でリスク情報を捉えていたといえる．

5.3 実
 験群の導入部と終了後の評価の意見を示す．
代表的な意見をまとめると「デメリッ

まず，統制群 < 導入部の評価 A> と実験群 < 導入

ト情報やネガティブな情報の発信がない」という指部の評価 C> の参加者間要因の評価結果を，対応の摘を受けた．送り手は説明会の中で，原子力発電にない t 検定で確認した．表９の通り，両群の間に有関する過去の大事故の情報や，放射線の健康への影

意な差はなく同質のグループである．

響に関する情報，原子力発電に関する諸課題につい情報の両面提示の明示を行った実験群の，参加者ての情報提示を行っている．送り手側の意図として

内要因 < 導入部の評価 C> と < 終了後の評価 D> のは，デメリット情報やリスク情報を提示している．

結果について，対応のある t 検定を実施したところ，

しかし，それらの情報は，両面的な観点で資料内に表 10 の通りである．

整理されていないことや，デメリット情報やリスク有意な差が確認できた項目のうち，最も大きな変INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-776

表８

説明会の改善に関するグループインタビュー結果（参加者間要因 , 統制群 < 評価 AB> と実験群 < 評価 CD> の比較）改善に関する全ての意見

・ネガティブな点も含めて説明があれば良かった．（T 氏）
・デメリットの部分，今まで失敗したところ，悪かったところをきちんと伝えて，その改善点をこうなったのでこの問題について考えましょうという形を作った方がいい．（T 氏）
・メリットばかり言っている感じに思える．両面どちらも伝えてその上でこれからこうしていくという説明は大分足らない．（T 氏，一部の女性参加者が同意）
・メリットはよくわかった．安全になったよ，これからこんなことがあってもという，想定のことがあっ統制群て用意してらっしゃるのはよくわかるけれども．デメリット，大変なことがあって，だけどそれを想定してこんなことをするよというのがいまいち伝わらない．デメリットというのは伝わってこなかっB（10 人中３人かた．今ってコロナもそうだけど想定外のことが起こっていて，災害も想定外のものが起こる可能性がら意見を得る） あるので，考えているけどどうなんだろう？そのへんのデメリットはこんなんがあるけどというのがあればもうちょっと良かったかな．（I 氏）
・デメリットの説明ってあまりない．いいことばっかり．これを使ったらこうなるよみたいなことももうちょっとほしいかなと思った．地震でみんな思い知ったけど，それでも改めてじゃないけど，こういうデメリットがあるけれどもみたいなことをもうちょっと知りたいかなと思った．できてますだけ
じゃなくて，こういうこともあるかもしれないみたいなことがないと結論って出せない．そういうのがないと賛成とも言えないかな．（Q 氏：一部の男性参加者が同意）
実験群・天 然ガスとか 水 素とかって，言 葉 だけではどんなものなのかを想 像 ができない．写 真とか 映 像とかDであったらよかったかなと．目に見えないものなのでもうちょっとイメージしや す かったら，もうちょっと（10 人中２人か入りや す かった かなと，そういうの が あれ ば い いなと思った．説 明 は 理 解 できるんだけど．
（H 氏 ）
ら意見を得る） ・サイクル図はこれを見ても何もわからない．本当に動いているのかとかわからないし．（R 氏）
表９

統制群と実験群の導入部の評価結果（参加者間要因 ,< 導入部の評価 A> と < 導入部の評価 C> の比較）
統制群< 導入部の評価 A>

実験群< 導入部の評価 C>

度数

度数

平均値

標準偏差

平均値

標準偏差

差（pt）

１信頼度

10

3.70

0.48

10

4.10

0.74

 0.40n.s.

２中立・公平性

10

3.40

0.70

10

4.00

0.82

 0.60n.s.

３理解の深まり

10

3.80

0.79

10

3.90

0.74

 0.10n.s.

４わかりやすさ

10

3.80

0.92

10

4.20

0.63

 0.40n.s.

５情報量の適度さ

10

3.80

1.03

10

3.40

0.97

-0.40n.s.

６聞いてみたいと思えた

10

3.90

0.88

10

4.30

0.68

 0.40n.s.

７意見の言いやすいさ

10

3.40

0.70

10

3.20

0.92

-0.20n.s.

ns.非有意表 10

実験群の導入部と終了後の評価結果（参加者内要因 ,< 導入部の評価 C> と < 終了後の評価 D> の比較）

１信頼度

統制群< 導入部の評価 C>

実験群< 終了後の評価 D>

度数

平均値

標準偏差

度数

平均値

標準偏差

10

4.10

0.74

10

4.50

0.53

差（pt）
0.40*

２中立・公平性

10

4.00

0.82

10

4.50

0.53

0.50*

３理解の深まり

10

3.90

0.74

10

4.30

0.48

0.40*

４わかりやすさ

10

4.20

0.63

10

4.40

0.52

0.20n.s.

５情報量の適度さ

10

3.40

0.97

10

4.00

0.67

0.60n.s.

６聞いてみたいと思えた

10

4.30

0.67

10

4.50

0.53

0.20n.s.

７意見の言いやすいさ

10

3.20

0.92

10

4.00

0.82

0.80*

n.s.非有意 ,*p<.05

化が見られたものは「意見の言いやすさ」であった．

る一連の作業をお互いに行ったことの影響と考えら

導入部 3.20 点，終了後 4.00 点，差は 0.80 点（（t（18）

れる．

=-4.71,… p=.… 011））となった．トピックスの流れの次に変化が見られたものは「中立・公平性」であっ中で，視覚的に明示し，受け手とその情報を共有す

た．導入部 4.00 点，
終了後 4.50 点，
差は 0.50 点（（t（9）

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-777=-3.00,… p=.… 015））となった．図４の通り．導入部

いずれの項目も有意な差を確認することができな

よりも終了後の方が得点が上昇し，参加者内要因に

かった．

おいても，
情報の両面提示の明示の主効果は，「中立・公平性」であることが示唆される．
5.00

中
立
・
公
平
性

リスク・コミュニケーションをより良くする効果が4.00あることを確認した．
「中立・公平性」について有

3.50

3.40

意な差があることが確認された．
また，受け手の送り手に対する印象の評価にも

3.00

ポジティブな影響がみられた．具体的には
「明るさ」
「好感度」
「聴き取りやすさ」「自分の言葉で話して

2.00

いる」
「意見の尊重」「真摯さ」といった６項目の評＊印は有意差あり

1.00

導入部の評価統制群
図４

本稿の調査結果は，情報の両面提示を行うことで

4.50

4.00

6. 考
 察とまとめ

終了後の評価

価で有意な差が見られた．送り手役は同一人物が担当しているが，印象の評価に違いがある．
情報の両面提示の明示を行わなかった統制群では，リスク情報を提示しているにも関わらず，受け

実験群

手は情報の両面提示をしていると受け止めなかっ 立・公平性の結果（参加者内要因 , 統制群と実験
中群の導入部と終了後の評価の変化）

た．その結果，グループインタビューでは「メリット情報ばかり提供している」といった改善の意見が見られた．

「信頼度」の評価についても有意差を確認した．

情報の両面提示の明示を行った実験群の導入部と導入部 4.10 点，終了後 4.50 点，差は 0.40 点（（t（9）

終了後の評価を比較すると，終了後には「中立・公=-2.45,… p=.… 037））であった．その他，有意な差を

平性」
「信頼度」
「意見の言いやすさ」「理解の深まり」

確認できたものは「理解の深まり」であった．導の評価が上昇し，「双方向性」や「共考」に関連す

入 部 3.90 点， 終 了 後 4.30 点， 差 は 0.40 点（（t（9）

る項目で差が見られ．共に考える双方向的な対話を=-2.45,…p=.…037））となった．

促進する効果が見られた．

「意見の言いやすさ」「理解の深まり」の項目の変情報の両面提示の明示をしていない統制群の導入化から，情報の両面提示の明示は，リスク・コミュ部と終了後の評価では，「中立・公平性」や「信頼度」

ニケーションの成功要因である「双方向性」
や「共考」

に関する変化はなかった．

に影響を与えることが確認できた．

以上のことから，情報の両面提示の明示はリスク・な お， 情 報 の 両 面 提 示 の 明 示 を 行 わ な か っ た

コミュニケーションの評価を高め，送り手の印象の

統制群の参加者内要因の評価結果を表 11 に示す．

評価にも影響を与えることが明らかである．情報の表 11

統制群の導入部と終了後の評価結果（参加者内要因 ,< 導入部の評価 A> と < 終了後の評価 B> の比較）
統制群< 導入部の評価 A>

実験群< 終了後の評価 B>

度数

度数

平均値

標準偏差

平均値

標準偏差

差（pt）

１信頼度

10

3.70

0.48

10

3.90

0.74

0.20n.s.

２中立・公平性

10

3.40

0.70

10

3.50

0.97

0.10n.s.

３理解の深まり

10

3.80

0.79

10

4.00

0.47

0.20n.s.

４わかりやすさ

10

3.80

0.92

10

4.00

0.82

0.20n.s.

５情報量の適度さ

10

3.80

1.03

10

3.90

0.74

0.10n.s.

６聞いてみたいと思えた

10

3.90

0.88

10

3.90

0.74

0.00n.s.

７意見の言いやすいさ

10

3.40

0.70

10

3.70

0.82

0.30n.s.

n.s.非有意INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-778

両面提示を適切に機能させることによって，中立・公平性」や「信頼度」の評価が高まり，自然な形で

引
 用文献

リスク情報を共有することにつながる．情報の両面

閣議決定（2021）．エネルギー基本計画．

提示の明示は，リスク・コミュニケーションにおい木下冨雄（2016）．リスク・コミュニケーションのて必須の社会的技術であると言える．

7. お
 わりに

思想と技術 共考と信頼の技法．ナカニシヤ
出版．
北田淳子（2015）．再稼働への賛否と原子力発電についての認識－ 2014 年の INSS 継続調査か

情報の両面提示の明示にはいくつかの課題があら，INSSJOURNALVol．22,27-46．

る．そもそも情報の両面提示を実施し，正負両面情夛田幹宏（2019）．原子力発電に関する情報提供に報を明示したからといって，そのままより良いリス

おける際の留意点，INSS JOURNAL Vol. 26.ク・コミュニケーションに繋がるわけではない．

32-49．

まず，送り手が，受け手に対して自然な形で情報夛田幹宏（2021）．エネルギー問題関連冊子の印象に触れる機会を提供し，共に考える雰囲気を醸成すに残るクリエイティブ─中間層４分類の視点ることが前提となることが考えられる．

─INSSJOURNALVol．28.55-74．

次に提示する情報の表現の仕方，送り手の配慮，

夛田幹宏（2022a）．エネルギー問題におけるリス

受け手のリスク認知の要因などが関係する可能性がク・コミュニケーション ─共に考える姿勢ある．本稿では，夛田（2021）の調査から，受け手が示されることの意味（予備調査）─ , INSS

にとって評価される両面提示の情報と受け手の受け

JOURNALVol,29,SR-6.

止めを事前に把握していたため，予期する結果につながったと考えられる．
また，
エネルギー問題のリスク・コミュニケーショ
ンの現場では，様々なリスクの共有がなされる．それぞれのトピックスにあわせた情報の両面提示の表
現があり，多様な手法が存在すると考えられる．情報の両面提示の明示が，あらゆるトピックスで機能することにつながるような体系的な整理が必要と思われる．
最後に，情報の両面提示の明示の効果を，さらに高めるアイデアとして，両面意見提示があげられる．提示する情報は，送り手側の立場や送り手の側が考えるリスクの枠組みの中で整理される．より公平性や透明性を高めるうえでは，異なる立場の代表的な意見を直感的にわかる形で明示して共有することで，リスク・コミュニケーションの評価により良い影響がある可能性が考えられる．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-879

中間貯蔵施設の受け止めにかかるインタビュー調査
Interviewsurveyonperceptionofpeopletowardsinformation
aboutinterimstoragefacilitiesforspentnuclearfuel後藤
北田

学（ManabuGoto）＊1

中川幸二（KojiNakagawa）＊1

淳子（AtsukoKitada）＊1

高木俊弥（ToshiyaTakaki）＊2

要約
京阪神地域の都市部に住む男女 20 名を対象に，使用済燃料の中間貯蔵施設に関する資料を用いたインタビュー調査を行った．使用済燃料の中間貯蔵施設に対する情報の受け止めを，説明前と説明後で比較し，どのような説明資料が参加者の理解を進め，不安の緩和につながるかを検討した．結果については，以下３点に整理できた．
（1）中間貯蔵施設について双方向的な説明を行ったところ，もともと 40％の参加者は中間貯蔵施設について見聞きしたことがなく，認知度は高くなかったが，説明後は中間貯蔵施設の必要性，安全性について 80％の参加者が肯定的な回答をした．（2）高レベル放射性廃棄物の説明を行った後で中間貯蔵施設の説明を行った場合，高レベル放射性廃棄物の問題を意識することによって中間貯蔵に対しても否定的な受け止めになる
影響が予想されたが，明確な影響は認められなかった．
（3）中間貯蔵施設の理解を進め，不安の緩和につながる説明内容について一定の知見が得られた．今後も基本的な説明の充実と伝え方の工夫を継続する必要がある．
キーワード

使用済燃料，中間貯蔵施設，高レベル放射性廃棄物，インタビュー調査

AbstractAninterviewsurveywasconductedwith20adultparticipantslivinginthehighly
urbanized Kyoto-Osaka-Kobe area of south-central Japan, using materials on interim storage
facilitiesforspentnuclearfuel.Inthissurvey,wecomparedtheperceptionofinformationaboutinterimspentfuelstoragefacilitiesbeforeandafterexplanations,andexaminedwhatkindof
explanatory materials are effective in promoting understanding and alleviating anxiety. The
resultsweresummarizedintothefollowingthreepoints.（1）Aftertheinteractiveexplanation
of an interim storage facility, about 80% of the participants answered affirmatively about thenecessityandsafetyoffacilities.However,awarenessofinterimstoragefacilitieswasnothigh,
with 40% of the participants having never heard of them previously.（2） When the interim
storagefacilitywasexplainedafterhigh-levelradioactivewastewasexplained,theacceptanceoftheinterimstoragefacilitywasnotnegative.
（3）Itemsintheexplanationmethodsthatpromote
understanding of and alleviate concerns about interim storage facilities were identified. We
concludeditisnecessarytocontinuetoenhancethebasicexplanationsandtodevisenewways
toconveytheinformation.
Keywords

spentnuclearfuel,interimstoragefacility,high-levelradioactivewaste,interviewsurvey

1. は
 じめに

され，95 〜 97％は再利用できるウランかプルトニ
ウムとして残る．そのため資源の乏しい日本では，

原子力発電所では，一定期間の運転を経ると，燃

使用済燃料から再利用可能なウランやプルトニウム

料集合体を交換する必要があり，そこで取り出されを取り出して（再処理），MOX 燃料に加工し，もた燃料は使用済燃料と呼ばれる．現在，日本には約う一度発電に利用する原子燃料サイクルの推進を基

19,000t の使用済燃料が存在し，管理容量の約８割本方針としている（資源エネルギー庁，2022）.

に達しているとされる（資源エネルギー庁，2021）．

第６次エネルギー基本計画（資源エネルギー庁，

ウラン燃料は発電により全体の 3 〜 5％だけが使用

2021）では原子力の方針の柱の一つに「使用済燃＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所＊ 2 （株）
原子力安全システム研究所

社会システム研究所
技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-880

料問題の解決に向けた取組の抜本強化と総合的な推た場合と，Web 上で説明文を提示される場合とで進」を掲げており，高レベル放射性廃棄物の最終処

は，不安感に対する意見の傾向が異なる可能性があ分に向けた取組の抜本強化，使用済燃料の貯蔵能力ることを指摘している．

の拡大，放射性廃棄物の減容化・有害度低減のための技術開発，の３点を主要課題としてあげている．
このうち使用済燃料の貯蔵能力の拡大に向けて，

2. 目
 的

電気事業連合会（2022）は，発電所の内外を問わず

原（2021）のインタビュー調査では提示情報の効

中間貯蔵施設や乾式貯蔵施設などの建設・活用を推果が大きく，幸前（2021）の Web アンケート調査

進し貯蔵能力の拡大を図るとしている．また，各電では提示情報の効果は小さかった．その理由につい

力会社では独自の対策方針を立てており，関西電力ては，提示情報の質・量の違い，伝え方の違いなど，

株式会社では「福井県外における中間貯蔵について，

いろいろな要因が作用した可能性が考えられるが，理解活動，可能性調査等を計画的に進め，2023 年

原（2021）の調査は肯定的な結果が出やすい条件が末までに計画地点を確定し，2030 年頃 2,000tU 規模揃っていた可能性がある．本調査では，少なくともで操業を開始する」ことを当面の使用済燃料対策方

以下３点の課題に対処しても同様の結果が得られる針としている．

のか，検証の必要があると考えた．第一の課題は，

このような状況において，今後，中間貯蔵施設に原（2021）の調査参加者に，説明前の段階から原子関する人々の関心は高まることが予想され，対話力肯定層が多かったことがある．原（2021）では，活動はさらに重要になってきている．それをふまインタビュー調査で説明前の 85％が原子力発電にえ，原（2021），幸前（2021）は中間貯蔵施設に関肯定的な利用態度を持っていた．北田（2019）の世する情報提供に対する反応を把握する一連の調査を論調査と比較すると，約３割高かったと指摘してお行った．

り，サンプルに偏りがあった可能性がある．

原（2021）は，都市部の人々 20 名を対象に，使第二の課題は，事後アンケートの回答にあたって

用済燃料の中間貯蔵施設に関する資料を用いてイン調査参加者の匿名性が確保されていなかった可能性

タビュー調査を実施し，説明前後での中間貯蔵施設がある．アンケートに回答する際，説明者が目の前に対する情報の受け止め方について検討した．そのにいたために，調査参加者は説明者の意図に沿う回

結果，中間貯蔵施設について説明前に詳しく知って答をしやすくなったものと推測される．

いる人はほとんどいなかったこと，中間貯蔵施設に第三の課題は，中間貯蔵施設について説明する際

対する不安が説明後に大きく減少したこと，を明らには，
原子燃料サイクル全体の説明が必要となるが，かにした．

その中で高レベル放射性廃棄物の最終処分事業に幸前（2021）は，関西地域に住む市民 1,000 名を関する説明を行っていなかったことがあげられる．

対象に，中間貯蔵施設に関する Web アンケート調

北田（2019）は，原子力発電の三大反対理由として査を行った．中間貯蔵施設に関する詳しい説明を提「大事故の被害が大きすぎる」「放射線汚染の恐れ」

示した後，原子力発電の利用態度や，中間貯蔵施設

とともに「放射性廃棄物の処分未確立」をあげておに対する不安，中間貯蔵施設の必要性・安全性に対り，これらの理由は多くの人が納得し，重要性がする受け止め等について回答を求めた．その結果，高いと考える反対理由であることを指摘している．…

説明前後における中間貯蔵施設に対する意見（必要したがって，
高レベル放射性廃棄物に関わる問題は，性・安全性）は，「中間貯蔵施設の必要性を認める」

原子力発電に対する不安の源となっているものと考「使用済燃料を安全に貯蔵・管理できる」との回答

えられ，その説明を行わずに受け止め調査を行ったがいずれも７ポイント増加した一方で，中間貯蔵施ために，実際よりも肯定的な結果となった可能性が設に対する不安として「それほど不安はない」と回ある．

答した人の割合は大きく変わらなかった．説明前後

そこで，本研究では，原（2021）のインタビューの変化は概して小さく，原（2021）のインタビュー

調査の方法を下敷きに，残された課題に対応して，調査と比較して態度変容が小さかった．その理由に一般の人々の中間貯蔵施設への受け止めを把握する

ついて幸前（2021）は，インタビュー調査におけるインタビュー調査を行い，一般の人々の中間貯蔵施

双方向的なコミュニケーションによって情報提供し設への受け止めについてより精緻な知見を得ること

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-881を目的とする．特に，原（2021）で確認された肯定

割当が容易な１：３：１という割合を便宜的に採用

的な受け止めが本調査でも同様に認められるかを確

した．

認する．
加えて，本研究で新たに明らかにとしたい点として，中間貯蔵施設の説明を行う際，どういう伝え方

3.2 調
 査の流れをすれば参加者の理解を進め，不安の緩和につながインタビュー調査は，2021 年 10 月末の連続するり，またどういう伝え方ではそれにつながらないの４日間で実施した．参加者は一人ひとり個別にインか，を把握したい．その点に関する新たな知見を得

タビュー調査に参加した．調査時間は各回 90 分程ることもできるよう調査計画を立てた．

度であった．冒頭で事前アンケートに回答を求め，その後，説明資料を基に，原子力発電の全般的な話

3. 方
 法

題と中間貯蔵施設に関する説明を行った．参加者には，説明中も話題の切れ目で随時気になったこと，

3.1 参
 加者

疑問に感じたことを話してもらい，インタビュアーとやりとりしながら進める双方向的な形式をとっ

調査協力者（以下，参加者）は，京阪神の都市部

た．最後に，各参加者には事後アンケートに回答すに住む 20 〜 60 歳代の男女 20 名であった．参加者のるよう求めた．参加者が率直な意見をアンケートに選定にあたっては，調査会社が「エネルギーや原子記入できるよう，インタビュー終了後に，説明者は力発電についてのインタビュー」であることを提示

参加者の視界から外れた場所に移動するようにしして，会場に来場可能な参加者を募集した．募集にた．アンケートは記入後，無記名にて，ボックスに応じた者に対し，属性（性別，年齢，未既婚，就業

投函してもらうようにした．これによって，参加者状況等），原子力発電所の再稼働意向，社会課題にの匿名性を確保することで，第二の課題に対処した．

対する捉え方・考え方，エネルギー利用に関わる行

インタビュー調査の各回の流れを図１に示した．

動など，簡単な質問に回答を求めた．再稼働意向の本調査では，高レベル放射性廃棄物に関する説明を回答については，回答結果から「賛成層，中間層，追加しており，中間貯蔵施設の受け止めを調査する慎重層」に区分した．

うえでは，高レベル放射性廃棄物の説明を聞かずに

性別，年代の偏りがないよう，表１のように 20

中間貯蔵施設の説明を受ける場合と，高レベル放射名を割り当て，全体として再稼働意向の賛成層：中性廃棄物に関する説明を聞いた後で中間貯蔵施設の間層：慎重層が１：３：１となるように参加者を決説明を受ける場合では，中間貯蔵施設への受け止め定した．これにより第一の課題に対処した．

が変わる可能性がある．そこで，インタビューを受

なお，再稼働意向の質問ならびに各層への区分のける参加者を二分し，高レベル放射性廃棄物の説明

仕方は，夛田（2020）を参考とした．夛田（2020）を受ける前に，中間貯蔵施設の説明を受ける群（Aは約 20,000 名を対象とした調査において，賛成層：

群）と，高レベル放射性廃棄物の説明を受けた後に中間層：慎重層の割合が，13％：74%：13% である

中間貯蔵施設の説明を受ける群（B 群）とを設定しことを報告しており，実際に無作為にサンプリング

た．中間貯蔵施設に関する説明を受けた直後の参加

すれば，中間層の割合が相当に多いことが想定され者の受け止めを比較するため，図１中の黄色で示し

る．ここでは，中間層が多いことを前提としながらも，いろいろな立場の意見を把握でき，20 名での
表１
20 歳代

参加者の内訳

30，40 歳代 50，60 歳代 再稼働意向

男性
女性

４
４
２
（賛成層２，（慎重層２，（中間層２）
中間層２） 中間層２） 賛成層４
中間層 12４４慎重層４２（慎重層２，（賛成層２，（中間層２）
中間層２） 中間層２）A群（10名）B群（10名）事前アンケート

事前アンケート

導入

導入

原子力発電の必要性

質疑、受け止め確認

原子力発電の必要性

質疑、受け止め確認

原子力発電の安全性

質疑、受け止め確認

原子力発電の安全性

質疑、受け止め確認

燃料リサイクルと再処理

質疑、受け止め確認

燃料リサイクルと再処理

質疑、受け止め確認

質疑、受け止め確認

高レベル放射性廃棄物

質疑、受け止め確認

使用済燃料と中間貯蔵

中間貯蔵までの説明を受けた場合の反応高レベル放射性廃棄物
事後アンケート

質疑、受け止め確認

使用済燃料と中間貯蔵
事後アンケート

自由な感想の聞き取り

図１

自由な感想の聞き取り

インタビュー調査の流れ

質疑、受け止め確認
高レベル廃棄物を含め、サイクル全体の説明を受けてから中間貯蔵の説明を受けた場合の反応

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-8

82

た箇所でインタビュアーによる重点的な受け止め確認（以下，インタビュアー所感評価）を行った．これにより，第三の課題に対処した．

3.3 説
 明資料の作成

は日本と諸外国の対比を通じた状況を示した．
その他の変更点としては，原子力発電所の必要性の情報を末尾から冒頭に移すことや，原因と結果など関連する事柄を紐付けてわかるように説明することなど，参加者の理解が深まるよう説明順の入れ替えを行った．加えて，どのような説明資料が参加者

本調査では，原（2021）の資料を基にして，説の理解を進め，不安の緩和につながるのか，またそ

明資料を作成した（表２）．説明資料は５部構成 23の妨げとなるのかを把握するという観点から，量やページ（に若干の参考ページ）から成る．原（2021）

大きさなどをわかりやすく説明するたとえを入れるで用いた説明資料との最大の違いは，高レベル放射工夫を施した．

性廃棄物の説明を追加したことである．高レベル放射性廃棄物に関する説明資料は４ページで構成された．高レベル放射性廃棄物の「概要」ではガラス固

3.4 事
 前・事後アンケート化体に関する説明を，「処分方法」では地下 300m

事前・事後アンケートは，主に説明前後での中間に地中処分することを，「処分地選定の手続き」で貯蔵施設や原子力発電の利用態度に関する受け止めはそのプロセスや手順を，「処分地選定の現状」での変化を把握するためのものである．そのため，事前・事後のアンケートでは，多くは共通した質問を

表２

説明資料のタイトル一覧（A 群の資料順）

１．原子力発電の必要性
エネルギー自給率
エネルギー自給率〜原子力発電の燃料
エネルギーの安定確保
地球温暖化・気候変動への対策
各電源の CO2 排出量日本のエネルギー政策
２．原子力発電の安全性
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をふまえた対策例
従来の規制基準と新規制基準
３．燃料リサイクルと再処理
原子力発電に使われる燃料
原子燃料サイクルの概要
使用済燃料の再処理行った．事前アンケートでは，原子力発電の利用態
度，再稼働意向に関する質問等に加え，中間貯蔵施設について見聞きしたことがあるかを問い，見聞きしたことがある参加者には，中間貯蔵施設の必要性，
中間貯蔵施設の安全性に関する質問を行った．
また，
事後アンケートでは，事前アンケートの質問に加えて，中間貯蔵施設への不安，印象に残った説明資料
についての質問等にも回答を求めた．

3.5 イ
 ンタビュアーによる評価
インタビュアーは調査会社の職員３名のうち，１名が各インタビューをランダムに担当し，事前に準備した説明台本により説明資料の内容を説明した．画一的に決められた説明をするのではなく，参４．使用済燃料と中間貯蔵
使用済燃料の保管
キャスクと放射線
キャスクの基本的安全機能
中間貯蔵施設の構造と貯蔵方式
中間貯蔵施設の安全対策１
中間貯蔵施設の安全対策２
国内外での中間貯蔵施設の実績

加者の知識や興味に合わせて，台本以外にも補足す

５．高レベル放射性廃棄物
高レベル放射性廃棄物の概要
高レベル放射性廃棄物の処分方法
高レベル放射性廃棄物の処分地選定の手続き
高レベル放射性廃棄物処分場選定の現状説明を行って参加者の反応を確認したところで，中

参考：身の回りの放射線，など

べき情報があればそれを伝えて，双方向的なコミュ
ニケーションを意識して進行した．参加者から質問があった場合は，あらかじめ用意した想定 Q ＆ A
集を参考に対応した．
インタビュアーは，インタビューの進行に加え，インタビュアー所感評価を行った．中間貯蔵施設の間貯蔵施設の必要性ならびに安全性を５段階評価した（そうである，まあそうである，どちらとも言えない，あまりそうではない，そうではない）．また，
そう判断した理由を，決められた選択肢から選択した．所感評価は，インタビュー後，その回の担当

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-8

インタビュアーと，ほか２名のインタビュアーでの83

態度が事後も維持されていた．

合議を経て最終評価とした．それから，説明資料の参加者の態度変化のクロス表（表３）から，原子どういった説明が参加者の理解を進め，不安の緩和

力発電の利用態度が「利用するのもやむを得ない」につながり，またどういった説明がその妨げとなっから「利用するのがよい」にシフトした人が６名いているかについて気づき事項があれば，メモをとっるなど，計８名が肯定的な方向に変化した．その一て記録した．

方で２名については，原子力発電の利用態度がより原子力発電の利用態度
慎重な方向にシフトした．この２名については，イ

4. 結
 果

0%
20%
40%
60%
80%
100%
ンタビューでの発言録から「想定外への不安が払拭

説明前
10%
50%
20%
5% 15%
されていない」「厳重な対策をするほど危険なもの

4.1 原
 子力発電の利用態度なのでは」といった理由を述べており，そういった
説明後

50%

30%

15%

5%

受け止めから態度が否定的な方向に変化したものと本調査では，第一の課題への対処として，参加者推測される．
安全性には多少不安があるが、現実的には原子力発電所を利用するのもやむを得ない
安全性に配慮する必要があるが、原子力発電所を利用するのがよいの再稼働意向の回答に基づいて「賛成層，中間層，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いい
このように，第一，第二の課題に対して，参加者

不便な生活に甘んじても、原子力発電は利用すべきでない

慎重層」に区分し，事前の態度の偏りをなくすようわからないの事前態度の偏りや，アンケート回答時の匿名性のにした．また，第二の課題への対処として，参加者確保に配慮した状況での，参加者の受け止めが可能

がアンケートに回答する際の匿名性を確保するようになったものと考えられる．次節以降では，中間貯配慮した．実際に事前の態度の偏りが是正されたか

蔵施設の必要性，安全性に関する受け止め，中間貯

どうか，また，参加者の事後態度が説明者の意図す蔵施設に対する不安感について検討した．

る方向に偏っていないか，参加者の原子力発電の利表３

用態度についての事前・事後アンケートをもとに確参加者アンケートの態度変化（利用態度）

認した．

説明後

参加者に説明前後において「原子力発電所について，あなたのお考えに近いものを次の中から１つだけ選んでください」と尋ねた．説明前の原子力発電所の利用態度は 60％が「利用するのが良い」，

全体安全性に配慮する必要があるが、原子力発電所を利用するのがよい「利用するのもやむを得ない」と肯定的であった．
原（2021）では 85％が肯定的であったことと比較すると，参加者の事前態度による偏りは是正されていたと考えられる．
原子力発電の利用態度を説明前と説明後で比較す
ると（図２），説明前は 60％で肯定的な回答であったが，説明後は 80％が肯定的となった．原（2021）

説
明
前

安全性に 高いコスト
安全性に は多少不 や環境へ不便な生配慮する 安がある の悪影響
活に甘ん
必要があ が、現実 が伴うとしじても、原
るが、原 的には原 ても、原
わからな
子力発電
子力発電 子力発電 子力発電
いは利用す
所を利用 を利用す よりも安べきではするのが るのもや 全な発電
ない
よいむを得な に頼るほ
い
うがいい
(20人)
10人
6人
3人
1人
0人
(2人)

2人

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ない

(10人)

6人

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いい
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
わからない

3人

1人

(4人)

1人

2人

(1人)

1人

(3人)

2人

1人

1人

4.2 中
 間貯蔵施設の必要性

では事後の利用態度はすべての参加者で肯定的に参加者に説明前後において「中間貯蔵施設が必なっていたが，本調査では 20％の参加者は慎重な要 だ と 思 う か 」 を 尋 ね た． 説 明 前 で は， 中 間 貯蔵施設を「知らない」と回答した人が 40％おり，知っている人の回答は分散していた．説明後では原子力発電の利用態度
0%

説明前

20%
10%

説明後

40%

60%

50%
50%

80%
20%

30%

5%

100%
15%
15%

と 85％であった（図３）．ここでも原（2021）の結果（肯定的回答が 100％）と違い，慎重な立場の回

5%

安全性に配慮する必要があるが、原子力発電所を利用するのがよい
安全性には多少不安があるが、現実的には原子力発電所を利用するのもやむを得ない
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いい

不便な生活に甘んじても、原子力発電は利用すべきでない

答も認められた．説明前後の態度変化のクロス表を表４に示した．当初，中間貯蔵施設を知らなかった参加者（全体の 40％）のほとんど（８名中７名）
が，説明後は「必要」「どちらかといえば必要」と回答した．また，
事前には「どちらかといえば必要」

わからない

図２

「必要」
「どちらかといえば必要」の回答をあわせる

参加者アンケートの回答割合（利用態度）と回答していた４名中３名で，「どちらかといえば

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-884と感じたと思うかを，選択肢から複数選択させた．

中間貯蔵施設の必要性
0%

説明前

20%

15%

40%

60%

80%

20% 5%10% 10%30%必要
どちらでもない
不必要（知らない）

10%5%

図３

参加者アンケートの回答割合（必要性）

表４

参加者アンケートの態度変化（必要性）

全体

説明後
どちら
どちら
どちら
かとい
かとい
わから
でもな
不必要
必要
えば必
えば不
ない
い
要
必要
(20人)
11人
6人
2人
1人
0人
0人

必要

(3人)

2人

1人

どちらかといえば必要

(4人)

3人

1人

説 どちらでもない明
前 どちらかといえば不必要
不必要

(1人)

1人

2人

(0人)

わからない

(2人)

1人

（知らない）

(8人)

5人

1人
2人

1人

不必要」と回答していた２名中２名で，回答が肯定的な方向に変化していた．今回の中間貯蔵施設に関中間貯蔵施設は必要である
説明後する説明によって，事前態度が肯定的であろうと，あまりそうどちら

どちら

どちら

かとい
かとい
わから
慎重であろうと，説明後は多くの参加者が中間貯蔵
ではない,
必要
でもな
不必要
どちらとも

続いて「発電所のプールの逼迫を防ぐため」（40％），
ルに置いておくより安全」は選択されなかった．

どちらかといえば必要どちらかといえば不必要
わからない

(2人)

その結果「リサイクルを進めるため」が 80％と高く，「安定供給のため」（30％）であった .「発電所のプー

40%

55%

説明後

100%

10% えば必 い

えば不
ない
必要
10%
全体
(20人)
11人
6人
2人
1人
0人
0人
そうである,
説明後にインタビュアーに，参加者の発言・様
必要
(3人)
2人
1人
40%
子などから「中間貯蔵施設は必要である」と受けどちらかといえば必要
(4人)
3人
1人
まあそう
説 どちらでもない(1人)1人止めたと思うかどうかを５段階で評価させたとこである,
明
どちらかといえば不必要
(2人)
2人
40%
前 ろ，
「そうである」「まあそうである」が 80％であっ
不必要
(0人)

4.3 中
 間貯蔵施設の安全性
参加者に説明前後において「中間貯蔵施設において使用済燃料を安全に貯蔵・管理することが出来ると思うか」を尋ねた．説明前では，中間貯蔵施設を「知らない」と回答した人が40％おり，知っている
回答をあわせると％であった（図５）．ここでも原人の回答は分散していた．説明後では「（安全に貯回答をあわせると％であった（図５）．ここでも原（）の結果（肯定的回答が％）ほどには，肯定蔵・管理）出来ると思う」「どちらかというと出来（）の結果（肯定的回答が％）ほどには，肯定的な回答割合は高まらなかった．説明前後の態度変化ると思う」の回答をあわせると85％であった（図５）．
的な回答割合は高まらなかった．
説明前後の態度変化のクロス表を表５に示した．説明前は「どちらともえ
ここでも原（2021）の結果（肯定的回答が95％）のクロス表を表５に示した．説明前は「どちらともえいない」と中間的な回答をしていた６名中５名が，説ほどには，肯定的な回答割合は高まらなかった．説いない」と中間的な回答をしていた６名中５名が，説明後は肯定的な回答をしていた．また，当初，中間貯
明前後の態度変化のクロス表を表５に示した．説明
明後は肯定的な回答をしていた．また，当初，中間貯蔵施設を知らなかった参加者（全体の％）のすべて
前は「どちらともえいない」と中間的な回答をして蔵施設を知らなかった参加者（全体の％）のすべて
が，説明後は「（安全に貯蔵・管理）出来る」「どちいた６名中５名が，説明後は肯定的な回答をしていが，説明後は「（安全に貯蔵・管理）出来る」「どちらかというと出来る」と回答した．ここでも，今回のた．また，当初，中間貯蔵施設を知らなかった参らかというと出来る」と回答した．ここでも，今回の加者（全体の40％）のすべてが，説明後は「（安全中間貯蔵施設に関する説明によって，事前態度が肯定
中間貯蔵施設に関する説明によって，事前態度が肯定に貯蔵・管理）出来る」「どちらかというと出来る」
的であろうと，慎重であろうと，説明後は多くの参加的であろうと，慎重であろうと，説明後は多くの参加と回答した．ここでも，今回の中間貯蔵施設に関す者が中間貯蔵施設の安全性を感じていた．
者が中間貯蔵施設の安全性を感じていた．
る説明によって，事前態度が肯定的であろうと，慎施設の必要性を感じていた．
言えない,
要

中間貯蔵施設の安全性

中間貯蔵施設の安全性

0%

0%
説明前

20%

10% 10%

説明前

た（図４）．参加者アンケートの回答とインタビュ
わからない
(2人)
1人
1人

10% 10%

説明後（知らない）
(8人)
5人
2人
1人
アー所感評価は傾向として一致していた．これに加

35%

説明後

35%

あまりそう
ではない,
どちらとも
10%
言えない,
10%

%

図４

インタビュアーの所感評価（必要性）

60%

30%

10%

30%

80%

80%

100%

100%

40%

10%

40%

50%

10% 5%

50%

10% 5%

どちらかというと出来ると思う
どちらかというと出来ないと思う
どちらかというと出来ると思う
わからない

どちらかというと出来ないと思う
わからない

出来ないと思う（知らない）

図５

参加者アンケートの回答割合（安全性）

表５

参加者アンケートの態度変化（安全性）

全体

説明後
どちらか
どちらか
どちらと
出来ると というとというと 出来ない わからな
もいえな
思う
出来ると
出来ない と思う
い
い
説明後
思う
と思う
どちらか
どちらか
(20人)
7人
10人
2人
1人
0人
0人

出来ると思う(2人)

そうである,
40%

まあそう
である,
40%

60%

40%

出来ると思うどちらともいえない
出来ると思う出来ないと思う
どちらともいえない（知らない）

えて，インタビュアーには参加者が何を根拠に必要

中間貯蔵施設は必要である

40%

20%

どちらかというと出来ると思う
説 全体
どちらともいえない明
前 出来ると思う
どちらかというと出来ないと思う

どちらと
出来ると
というと
というと 出来ない わからな
2人
もいえな
思う
出来ると
出来ない と思う
い
い
(2人)
2人
思う
と思う
(20人)
10人 1人 2人
1人
0人
0人
(6人)
1人7人 4人(2人)(0人)

どちらかというと出来ると思う
出来ないと思う

(2人)
(0人)

わからない
説 どちらともいえない
明（知らない）
前 どちらかというと出来ないと思う

(2人)
(6人)
(8人)

(0人)

出来ないと思う

(0人)

わからない

(2人)

（知らない）

(8人)

2人
2人

4人 1人 1人 1人

1人
4人

4人

1人
4人

1人

4人

中間貯蔵施設は安全である
あまりそう
ではない,

これまで

で

どちらかというと出来ると思う(2人)

説 どちらともいえない明
前 どちらかというと出来ないと思う

(6人)

説明前

10% 10%

2人

1人

4人

1人

4人

4人

50%

30%

10%

(0人)

出来ないと思う

(0人)

わからない

(2人)

35%

（知らない）
説明後

1人

(8人)

出来ると思う40%
INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-8
10% 5%

85

1人

どちらかというと出来ると思う

どちらともいえない
どちらかというと出来ないと思う
重であろうと，説明後は多くの参加者が中間貯蔵施

中間貯蔵施設への不安感

出来ないと思う
わからない
中間貯蔵施設は安全である設の安全性を感じていた．
（知らない）

0%

あまりそう
説明後にインタビュアーに，参加者の発言・様子
ではない,
どちらとも
10%
などから「中間貯蔵施設は安全である」と受け止
言えない,
10%
めたと思うかどうかを５段階で評価させたところ，そうである,「そうである」「まあそうである」が80％であった
40%

これまで

10%

である,

ビュアーの所感評価は傾向として一致していた．加
説明後
40%
思う

どちらか

出来ると

出来ない と思う

い

い
思う
と思う
であると感じたと思うかを，選択肢から複数選択さ
(20人)

7人

10人

2人

1人

0人

せた．その結果「落下試験，耐火試験，浸漬試験」
(2人)
2人

(2人)
2人
（60％）
，
「キャスクの放射線遮蔽」（50％）が多く選

どちらかというと出来ると思う

(6人)

1人

4人

80%

25%

40%

50%

45%
少し不安だった（不安だ）

かなり不安だった（不安だ）

非常に不安だった（不安だ）

図７

参加者アンケートの回答割合（不安感）

表６

参加者アンケートの態度変化（不安感）
今の気持ち

(0人)
監視」は各 25％，
「東日本大震災で問題は生じず」
「敷
1人

それほど
少し不安 かなり不 非常に不
不安はな
だ
安だ
安だ
い

1人

地の外までの距離を十分に確保」は各
10％，
「発電
(8人)
4人
4人

（知らない）

所プールから取り出して保管」「国内外で多くの実績があり，安全に貯蔵・管理」は各５％であった．

中間貯蔵施設は安全である
あまりそう
ではない,
どちらとも
10%
言えない,
10%

こ
れ
ま
で
の
気
持
ち

全体

(20人)

10人

それほど不安はなかった

(2人)

2人

少し不安だった(5人)

1人

かなり不安だった(5人)

非常に不安だった

これまでそうである,
40%

0%

20%
(0人)
(8人)

10%

40%
6人

25%

60%
25%

40%

少し不安だった（不安だ）

かなり不安だった（不安だ）

非常に不安だった（不安だ）

止めが否定的になるのかどうかを検証するため，前述のとおり参加者を二群に分けた．20 名の参加者の半分（A 群）は，高レベル放射性廃棄物の説明の前に，中間貯蔵の説明を受けた．これに対し，もう施設に不安を感じますか．インタビューに来られる

説明を受けた後に，中間貯蔵施設についての説明を前のお気持ちと，説明を聞いた今のお気持ちのそれ受けた．インタビュアーは，A 群，B 群とも，中間

ぞれについてお答えください」と回答を求めた．説

貯蔵施設の説明を受けた直後の参加者の中間貯蔵施

明前，中間貯蔵施設に「それほど不安はなかった」

設についての受け止めを確認した．すなわち，A 群

参加者は 10％であったが，説明後は 50％まで増加

は高レベル放射性廃棄物の説明を聞いた後で中間貯した（図７）．説明前後の不安感の変化のクロス表

蔵の説明を受けた場合の受け止め，B 群は高レベルを表６に示した．不安感が強まる方向に変化した参

放射性廃棄物の説明なしで中間貯蔵の説明を受けた

加者はおらず，当初，中間貯蔵施設のことを知ら場合の受け止めである．

なかった参加者（全体の 40％）の 3/4 が，説明後は中間貯蔵施設についての必要性，安全性について「それほど不安はない」と回答した．原（2021）との所感評価の結果を図８に示した．少なくとも，イ同様に中間貯蔵施設に対する不安は大幅に軽減されンタビュアーの観察に基づく所感評価では，高レベていた．

ル放射性廃棄物の説明による否定的な影響は認めら

25% 中間貯蔵施設への不安感
25%
40%

5

それほど不安はなかった（不安はない）

半分（B 群）の参加者は，高レベル放射性廃棄物の80%

1物の説明後に中間貯蔵について説明した場合，受けインタビュアーの所感評価（安全性）

60%

80%

2人

中間貯蔵施設のことを知らなかった

中間貯蔵施設への不安感

10%

4人

参加者に，説明後において「あなたは，中間貯蔵

40%

中間貯
後の安
る発言

0人

今
50%
45%
4.5 高
 レベル放射性廃棄物の説明後に中間貯蔵について説明した場合の受け止めれなかった．

20%

1人第三の課題への対処として，高レベル放射性廃棄4.4 中 間貯蔵施設への不安感

0%

9人

中間貯蔵施設への不安感
1人
3人
1人

中間貯蔵施設のことを知らな
かった

まあそう
である,
40%

図６

中間貯
後の必
る発言

1人

出来ないと思う(2人)

5%

それほど不安はなかった（不安はない）

択された．
「地震対策」「津波対策」「24 時間異常を
(0人)

わからない

100%

0人

出来ると思う説 どちらともいえない明
前 どちらかというと出来ないと思う

60%

中間貯蔵施設のことを知らなかった

どちらとえて，インタビュアーには参加者が何を根拠に安全出来ると というとというと 出来ない わからな
もいえな
全体

40%

25%

今

（図６）
．ここでも参加者アンケートの回答とインタ
まあそう
どちらか

20%

100%

Q：中間
だと思
だと思

Q：使用
貯蔵・管
来ると思
ないと思

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-886

中間貯蔵の説明直後の必要性に関する発言
中間貯蔵の説明直後の必要性に関す
る発言

常に不
だ
非常に不
安だ
0人
0人

中間貯蔵の説明直後の安全性に関する発言
中間貯蔵の説明直後の安全性に関す
る発言

図８

A群

0%

20%

40%

60%

80%

100%

0%

20%

40%

60%

80%

100%

の残したメモ（所感）から，肯定的に評価されたと思われる箇所を抽出し，整理した．

A群
B群

中間貯蔵施設についての説明の中では「キャスク

B群必要

不要ではないが疑問あり

不要

不明の試験」や「貯蔵方式（空気の自然対流を利用した

必要

不要ではないが疑問あり

不要

不明

冷却方式）
」
等が不安の緩和につながることがわかっA群た．また，中間貯蔵施設以外の説明内容を含め，一A群
B群

般的な留意点としては，参加者の多くが基本的事項

B群

安全

安全でないとは思わないが疑問あり

安全でない

不明

の理解が不足しており，その点を重点的に説明する

安全

安全でないとは思わないが疑問あり

安全でない

不明

必要があること，物量感や事象をイラストやたとえ

インタビュアー所感評価による A/B 群比較

で示すことで，理解が促進され，イメージしやすくなること，「事故の原因（津波による電源喪失）→

中間貯蔵施設の受け止めに対する説明順の影響

水密扉の設置」のように関連する事柄を紐付けてわ

は，参加者アンケートでも確認が可能である．そのかるように説明すると理解しやすいこと，などがあ結果を図９に示す．ここでも，A 群と B 群の間に大げられる．

きな差は認められなかった．
ただし，参加者アンケートはすべての説明終了後に行ったため，A 群，B 群
いずれにおいても，中間貯蔵施設の説明の前か後か

5. 考
 察

の順序は異なるが，高レベル放射性廃棄物の説明を本研究では，原（2021）の中間貯蔵施設に関する受けている . 今回の調査では，高レベル放射性廃棄資料を用いたインタビュー調査を基に，そこで残さ物の説明を受けた場合の影響について，参加者アンれた課題に対処し，再度のインタビュー調査を行っ

ケートでは確認できていない . 今後の課題と考えてた．第一，第二の課題への対処として，サンプリンいる .

グの偏りを是正し，アンケート回答時の匿名性を確

Q：中間貯蔵施設が必要だと思いますか、不必要だと思いますかQ：中間貯蔵施設が必要だと思いますか、不必要だと思いますかQ：使用済燃料を安全に貯蔵・管理することが出来ると思いますか、出来
Q：使用済燃料を安全にないと思いますか
貯蔵・管理することが出来ると思いますか、出来ないと思いますか

図９

0%

20%

40%

60%

80%

100%

A群 0%

20%

40%

60%

80%

100%

A群
B群
必要

B群どちらでもない
不必要
必要
どちらでもないA群 不必要どちらかといえば必要どちらかといえば不必要
わからない
どちらかといえば必要どちらかといえば不必要
わからない

A群
B群
出来ると思うB群
どちらともいえない
出来ないと思う
出来ると思うどちらともいえない
出来ないと思う

どちらかというと出来ると思う
どちらかというと出来ないと思う
わからない
どちらかというと出来ると思う
どちらかというと出来ないと思う
わからない

参加者アンケートによる A/B 群比較

4.6 説
 明資料・説明内容に対する評価保した．原子力発電に対する事前態度を確認したところ，参加者の 1/4 程度は，原子力発電に対して慎重な考えを持っていた．ただ，それでも，今回の説
明資料を用いた説明後には，参加者の 80％が肯定的な受け止めをしており，事前態度が慎重な参加者の中にも，態度を肯定的な方向に変化した人が含まれていた．今回の説明資料の分量，内容，説明の仕方においては，原子力発電の利用態度を肯定的にシフトさせるものであったと考えることができる．
中間貯蔵施設の受け止めについては，以下のような結果が得られた．まず，今回のような一連の資料を用いた説明を行うことで，説明前後で，中間貯蔵施設の必要性・安全性，中間貯蔵施設に対する

事後アンケートにおいて参加者に印象に残った説

不安感とも肯定的な方向に変化した．説明後では，明資料の内容について回答を求めた．また，インタ

全体の 80％が肯定的な受け止めであった．この点

ビュアーにも参加者の理解を進め，不安の緩和につは，原（2021）ほど肯定的な割合は高くないものながったと思われる説明内容の箇所があれば，記録の，態度変容の傾向としては類似していた．中間貯をとるように指示してあったため，それらの結果を蔵施設に対して双方向的に疑問に答えながら説明を表７に整理した．表７の左側には，参加者アンケー

行えば，多くの方々に肯定的な受け止めがなされる

トにおいて印象に残ったと回答された箇所，インタ

ことが確認できた．なお，中間貯蔵施設についてのビューでのやりとりのなかで参加者から（質問され事前の認知度は高くなかった．本調査では参加者のて答えたのではなく）自発的に言及された箇所につ40％が事前アンケートでは「知らない」と回答していて記載した．
また，
表７の右側にはインタビュアー

おり，原（2021）でも同様の結果（「知らなかった」

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-8

表７

説明資料・説明内容に対する評価

インタビュアー所感より

参加者アンケートならびに発言録より
資料1(エネルギー自給率）

印象に残った70%
資料2(発電効率)

印象に残った70%
資料3(火力発電のCO2排出量)

印象に残った55%
資料7(福島原発事故の原因）

印象に残った
70%
資料8
(水密扉)

自発的言及
４件
資料10、11(原子燃料サイクル）

印象に残った65%
資料15、19(キャスクの試験)

自発的言及
４件
資料16
(貯蔵方式)

印象に残った55%
資料21(最終処分）

印象に残った50%

87

・エネルギー自給率が他国と比べて低い。
・非知識層には、食料自給率66%の数値を示すことでどれだけ低いかをイメージしてもらうことができた。

・エネルギー自給率が低い日本では、少しの燃料で発電を多くできる（発電効率が良い）ことが重要である。

・火力発電の占める割合が約4割→想定より高い～低い、そもそも考えたこともなかった等知識によって差はあるが、「火力を減らさないといけない」という理解につながった。

・福島原子力発電所（その他の発電所についても）は地震で自動停止
したことを伝えることで、発電所の機械自体への安心感につながる。
・
福島原発事故の直接の原因は津波により電源を失ったことを伝え
・福島事故の直接の原因は津波により電源を失ったことを伝えることることで、津波に対する対策の重要性を認識してもらう。
で、津波に対する対策の重要性を認識してもらう。
・津波に対して非常用電源が水没していなければ事故は防げていたかもしれない、という話の流れで、水密扉の設置について説明すると安全な印象につながる。
・「95％」もリサイクルできることは知らない人が多いので、インパクトのある情報。
・ほとんどがリサイクルできる → サイクル図のように順調にまわるのであれば進めるべき → その為に必要なら中間貯蔵施設は要る、という理解につながった。
・地震などがあっても大丈夫かという不安が多くの人にある。
・知識がない人でも地震や火事でも大丈夫そうだというイメージが湧きやすい。
・東日本大震災でキャスクや燃料等に問題がなかった、という実績が安心につながる。
・自然の空気で冷却していることについて、地震等災害の時も電気等がいらないのは良いという印象につながる。

・地層奥深くに埋める、地下300メートルに埋める、東京タワーくらいの深さというのはイメージが湧きやすい。

が 45％）が示されている．中間貯蔵施設のことをを一つひとつ丁寧に説明していくことが必要と思わ

事前に知らなかった人を含め，多くの参加者は原子れる．

力発電に関する話題についてまとめて説明を受ける

また，高レベル放射性廃棄物の説明を行った後で機会は，これまでにほとんどなかったと思われ，全中間貯蔵の説明を行うと，高レベル放射性廃棄物の体として新たなことを知ることができたことに対す問題を意識することによって中間貯蔵に対しても否る肯定的な受け止めであった参加者も多いと思われ定的な受け止めになる影響が予想されたが，本調査る．今後も認知度が低いことを前提に基本的な事柄

では明確な影響は認められなかった．予想していた

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 SR-888

ほど，否定的な影響が認められなかった理由としては，使用済燃料対策の取り組みとしての中間貯蔵と

引
 用文献

最終処分の問題が，参加者の多くにはそれぞれ個別

電気事業連合会（2022）．使用済燃料貯蔵対策の取の問題として捉えられており，一連の問題として理り組み．https://www.fepc.or.jp/sp/chozo/

解されていないことが考えられる．また，今回の提原 吉平（2021）．使用済燃料の中間貯蔵施設に対示情報の内容，説明の仕方では，このような受け止す る 人 々 の 受 け 止 め INSS JOURNAL, 28,

めであったが，説明内容や説明方法が変われば，受38-43.

け止めは大きく変わる可能性もある．
参加者の理解を進め，不安の緩和につながる説明については，目新しい知見が得られたとはいえない北田 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,p182.

が，説明資料・説明内容を検討する際の留意点を整

幸前 秀治（2021）．使用済燃料の中間貯蔵施設に理することができた．中間貯蔵施設についても，高関 す る 世 論 調 査 結 果 INSS JOURNAL, 24,

レベル放射性廃棄物についても，一般の人々の認知44-54.

度や関心は高いとはいえない．その中では，基本的

資源エネルギー庁（2021）．第６次エネルギー基本計

事項をイメージしやすいように地道に伝え，疑問や画．https://www.meti.go.jp/press/2021/10/

意見があればそれにすぐに答えられるような双方向的なやりとりを継続していくことが求められる．

謝 辞

20211022005/20211022005-1.pdf
資源エネルギー庁（2022）．核燃料サイクルの確
立 に 向 け た 取 組． https://www.meti.go.jp/
shingikai/enecho/denryoku_gas/
genshiryoku/pdf/026_03_00.pdf

本研究は，㈱原子力安全システム研究所の技術シ夛 田 幹 宏（2020）．エネルギー問題に関する中ステム研究所と社会システム研究所の連携研究とし間 層 の 受 け 止 め と ペ ル ソ ナ の 提 案 INSS

て実施されたものである．これに関わった関係各位

JOURNAL,27,66-87.

に感謝申し上げる．とりわけ，2020 年度までこの研究を担当されていた，原吉平氏，幸前秀治氏，藤田智博氏，柳千裕氏に厚く感謝申し上げたい．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-1

89

地震荷重に対する疲労損傷評価における塑性ひずみの影響 *1（Ke 係数に代わる Ks 係数の提案）
Influence of Plastic Strain on Fatigue Damage Assessment for Seismic Load＊2
釜谷
（Masayuki Kamaya）*2
釡谷 昌幸
昌幸（MasayukiKamaya）

要約
機器設計における疲労評価では，弾性解析によるひずみ範囲から Ke 係数を用いて弾塑性
ひずみ範囲が推定される．つまり，Ke 係数は弾性ひずみ範囲に対する弾塑性ひずみ範囲の比に相当する．日本機械学会の設計・建設規格では，複数の代表的な機器形状と荷重変動の組み合わせに対して算出された Ke を安全側に包絡するように設定されている．しかし，現行の Ke 係数はプラン
トの起動停止などに伴う熱荷重を想定しており，加速度を入力とする耐震評価に適切であるとは限らない．耐震評価において塑性ひずみが発生すると，材料の応力・ひずみ関係のヒステリシス特性による減衰効果（エネルギー減衰）が生じる．本報では，エネルギー減衰を考慮した Ke 係数を
Ks 係数とよび，地震荷重を受けるエルボ単体モデルに加え，直管，エルボそして弁体を模擬した
錘で構成される配管系モデルに対して Ks を算出し，その特徴を調べた．その結果，地震荷重下においては，エネルギー減衰の影響が大きく，得られる Ks は JSME の Ke 係数を大きく下回ることが示された．ただし，配管系を対象にした場合は，エルボや固定端近傍など特定の部位でひずみが大きくなる傾向が見られた．これらの部位では塑性ひずみが大きくなることでダンパーのように振る舞い， Ks が大きくなった．
キーワード

地震荷重，Ke 係数，疲労評価，配管，エルボ，ヒステリシスループ

Abstract In the fatigue damage assessments in component design, the elastic-plastic strain range is estimatedfrom the elastic strain by using the so-called Ke factor. The Ke factor corresponds to the ratio of the strain
range obtained by elastic analysis to that obtained by elastic-plastic strain analysis. The design code of theJapan Society of Mechanical Engineers (JSME) prescribed the Ke values for component design. The values
were determined so that analysis results for representative component geometries and loading patterns could
be predicted conservatively. Since most of the loads assumed for determining JSME Ke values were causedby thermal transients such as plant start-up and shutdown, the values may not be valid for seismic analyses,
for which the load is given by acceleration of boundaries. In seismic analyses, even if the plastic strain
becomes significant, the hysteresis property of the stress-strain property may bring about a damping effect.
The main objectives of this study were to calculate Ke values, which are referred to as Ks values for seismic
loads, and to understand Ks characteristics. The single elbow model or the piping system, which consisted ofelbows, straight pipes and a weight, was assumed for seismic analyses. It was shown that, the Ks values weremuch less than the Ke values prescribed in the JSME code. It was revealed that the damping caused by thehysteresis property suppressed the increase in the strain range. It was found that the damping effect was not
the same for each element. The strain becomes relatively large at particular elements such as the elbow andpipe near a fixed end. Since such elements acted as a damper, the strain range and Ks value tended to berelatively large.
Keywords

seismic load, Ke factor, fatigue assessment, piping system, elbow, hysteresis loop

1. 緒言

（JSME）の設計・建設規格（2）を準用するよう規定されている．疲労評価では，疲労損傷の駆動力として塑性ひずみ

国内の原子力発電プラント構造物の耐震設計は，日本を含む全ひずみ範囲（以下，単にひずみ範囲とよぶ）が用

電気協会の原子力発電所耐震設計技術規定 JEAC4601 にいられる．設計・建設規格では，弾性解析により算出されしたがって実施される．そこでは，疲労も破壊モードとし

た弾性ひずみ範囲（応力範囲）からひずみ範囲を推定するて考慮されているが，評価の手順については日本機械学会

手順が規定されている．具体的には，弾性解析による応力（1）*１ 日本機械学会論文集, Vol.87, No.904 (2021)（DOI: 10.1299/transjsme.21-00284）より転載*２（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-1

90

範囲 Sp と割り増し係数（以下，Ke 係数または Ke とよぶ）の積を（ひずみ範囲×ヤング率）に相当する値として疲労損傷量の算出に用いる．板厚方向の応力分布が線形に近い
場合（Sp/Sn が小さい場合）のステンレス鋼に対する Ke は次式のように規定されている（2）．

3S  
K e  Max 1 , 1  2.1  1  m  
Sn 



（1）

ここで，Sm は設計応力強さ，Sn は膜成分と曲げ成分の和（応力範囲）を示す．以後，式（1）を JSME の Ke 係数とよぶ．解析により直接 Ke 係数を得る場合は，相当ひずみ
範囲eq（定義は 2 章で説明する）を用いて次式から求めることもできる（2, 3）．

 eq ep

Ke  eq e（2）

添え字(e)と(ep)はそれぞれ弾性計算と弾塑性計算で得られた値であることを意味する．
JSME の Ke 係数は，複数の代表的な機器形状と荷重変動の組み合わせに対して算出された Ke を包絡するように経験的に決定されている（4）．機器設計の疲労評価で考慮される主な荷重は，プラントの起動・停止などに伴って生じる熱荷重となる．そして，JSME の Ke 係数策定時に想定さFig. 1 Model for elbow pipe subjected to a seismic loading.
Acceleration is given as a boundary condition atbottom end.

れた荷重も，主に熱荷重であり，地震荷重は考慮されていない．JSME の Ke 係数はかなり保守的に設定されているので（5），地震荷重に適用しても評価上問題になる（非保守側の評価結果になる）ことはないと考えられる．逆に，地震荷重においては，塑性ひずみが発生すると，応力・ひずみ関係のヒステリシス特性に起因する減衰（本報ではエネ
ルギー減衰とよぶ）が生じる．したがって，耐震評価に

時系列データから Ks を算出する必要がある．その際，時系列データにおける最大と最小のみが用いられ，それ以外のひずみ変動は無視されることになる．この問題を解決するため，本報では累積疲労損傷係数 UF を用いて次式で算出される Ks(UF)を新たに定義した．

JSME の Ke 係数を用いることは，過度に保守側の評価をもたらす可能性もある．
本報では，加速度を入力とする地震荷重に対して弾性解析と弾塑性解析によるeq を算出することで，Ke の傾向を調べた．算出される Ke はエネルギー減衰の影響を含むことになり，
JSME の Ke 係数とは物理的な意味が異なる．
そこで，本報では加速度を入力とする解析によって算出される弾性解析と弾塑性解析の比を Ks 係数または Ks とよぶ．
一般的な機器設計を対象にする場合，Ke はプラントの起動・停止などの各事象に対するひずみ値から式（2）を用いて算出することができる．しかし，地震荷重に対しては，ランダムな地震波を入力として得られるひずみ変動のUF  
ep

Ks UF 

UF  
e（3）

機器設計においては，ひずみ変動の時系列データから
レインフロー法などによってひずみ変動成分が抽出される．そして，最大と最小の差のみでなく，全ての変動成分を用いて UF が算出される（6, 7）．Ks(UF)は弾性解析と弾塑性
解析によって得られる UF の比に相当する．UF(e)×Ks(UF)として得られた UF を用いて，機器設計の目的である UF <
1 を確認することができる．最大のひずみ変動範囲から式（2）に従って算出した Ks 係数（以後，Ks(ε)と称する）とKs(UF)を総称して Ks 係数または Ks とよぶ．本報では，配管INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-1

91(a) UD direction

Fig. 2 Finite element mesh used for analyses. A half of thewhole model was analyzed.

の地震荷重に対する Ks 係数の傾向を調べることで，疲労評価に及ぼす塑性ひずみの影響を考察した．まず，エルボに直管を接続したエルボ単体モデルを用いて，エルボ部における Ks(ε)と Ks(UF)の基本的な傾向を調べた．とくに，塑性
ひずみによるエネルギー減衰の影響，減衰率や固有値の影
響などについて調べた．そして，エルボ単体モデルにおけ(b) EW(=NS) direction
Fig. 3 Change in acceleration used to simulate seismic loadof 1,200 gal. The seismic loads for vertical (UD)and horizontal (EW and NS) directions wereprepared, although only that for UD direction wasused for elbow pipe model.

る一般的な Ks の値について考察した．次に，配管系を対象にした解析により Ks を算出し，設計評価に対する Ks 係
数を決定する上で考慮すべき点について考察した．

ルボ部の要素分割を相対的に細かくし，厚さ方向に 4 要素に分割した．錘は質点としてモデル化した．エルボ部およ2.

エルボ単体モデルの解析

び直管に対しては 3 章の解析で対象にした STPT370 配管の振動試験体の材料定数を用いた．具体的には，ヤング率2.1 解析モデル

E は 203 GPa，ポアソン比 0.3 を適用した．管の密度として，管そのものの密度 7.85 t/m3 に内部水の密度 1.0 t/m3 を

エルボ単体モデルを図 1 に示す．外径 114.3 mm，肉厚8.6 mm のロングエルボ（エルボ半径 152.4 mm）に同じ外径と肉厚の直管を接続している．モデルの上端には錘を接続し，下端の境界の鉛直方向に次節で示す地震動を模擬した加速度変位を付与した．錘の質量は 0.6 t を基本とする
が，0.1 t から 10 t まで変化させた解析も実施した．
有限要素解析プログラム Abaqus 2020 を用いた時刻歴
応答解析を行った．有限要素分割を図 2 に示す．8 節点ソ
リッド要素を用いて，全体の 2 分の 1 をモデル化した．エ考慮したものを付与した．また，弾塑性解析を実施する際は，降伏強度 310 MPa の 2 直線の応力・ひずみ曲線を仮定し，移動硬化則を適用した．降伏点以降の応力・ひずみ
曲線の傾き（以下，2 次剛性）Ep はとくにことわりのない限り 0.01E とし，一部 0.1E または 0.001E とした場合の解析も実施した．幾何学的非線形性は考慮しなかった．減衰はレーリー減衰で与えた．解析モデルの固有振動数の 1 次振動数と 3 次振動数の減衰比 はとくにことわりのない限り設計で用いられる 1%（1）としたが，0%から 5%まで変INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-1

92

Acceleration , ×10-6 gal

1.2
1.0
0.8
0.6
0.4
0.2
0.0
0

10

20

30

40

Frequency , Hz

Fig. 5 Response acceleration obtained by analysis(1,200 gal, Ep/E = 0.01, W = 0.6 t,  = 1%).

Fig. 4 FFT analysis result for input acceleration of UD
direction of 1,200 gal.

Acceleration , ×10-6 gal

25化させた解析も実施した．重力および内圧は考慮しなかった．

2.2 地震波形
地震波として，図 3 に示す垂直方向（UD 方向）と水平方向（EW 方向，NS 方向）の 2 種類の加速度変動を用い

20
15
10
5
0
0

た．これらの地震波は大飯原子力発電所 4 号機の基準地震

10

20

30

40

Frequency , Hz

動を比例倍させて作成した．図 3 の地震波を，大きさ 1,200

Fig. 6 FFT analysis result for response acceleration(1,200 gal, Ep/E = 0.01, W = 0.6 t,  = 1%). The
peak of the frequency is identical to the eigen
frequency of the model, which is 15.5 Hz.

gal として，これを比例倍させることで，600 gal，1,800 gal
または 2,400 gal に対応する地震波を作成した．3 次元加振を行った次章の配管系の解析で垂直と水平方向に対応す
る地震波を用いたが，1 次元加振のエルボ単体モデルに対

その FFT 解析結果を図 6 に示す．入力加速度の数倍の応しては UD 方向のみを用いた．UD 方向の周波数成分を図

答加速度が発生している．錘 0.6 t の場合の固有振動数は4 に示す．10Hz 以下の周波数が主体となっている．地震

15.5 Hz であったが，固有値で共振していることがわかる．

波データの時間間隔が 0.01s であることとから FFT で算ひずみへ変動が大きかった部位での周方向および軸方向

出される最大周波数は 50 Hz となる．

ひずみの時系列変化を図 7 に示す．周方向ひずみが相対的に大きく，最大ピークは 0.25%，最小のピークとの差（最2.3 解析結果

大ひずみ範囲）は 0.52%であった．軸方向ひずみの最大値
は 0.016%，最大範囲は 0.032%であった．Ks(ε)の算出に用

2.3.1 Ks(ε)の算出

いる相当ひずみ範囲eq を次式で得た．

錘の質量 W = 0.6 t，減衰比 = 1 %，Ep/E = 0.01 の基本条
件において，1,200 gal の入力加速度を付与した弾塑性解析によって得られる錘部の応答加速度の時系列変化を図 5，

 S eq  S eq  eq 

1
2

E

（4）

   eq(p)ここで，Seq は相当応力範囲で，222

  h   a     a   r     r   h  （5）INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-1

93(a) Hoop strain
Fig. 8 Relationship between input acceleration and the
maximum equivalent strain range Δεeq(max) for various
damping ratios  (Ep/E = 0.01, W = 0.6 t).
3.0
η = 0%
η = 0.5%
η = 1%
η = 2%
η = 5%
JSME Ke

2.5

Ks(ε)

2.0
1.5
1.0
0.5
0.0

(b) Axial strain

0

Fig. 7 Change in hoop and axial strains obtained by analysis
at position of maximum equivalent strain range,
which appeared inside of elbow crown (1,200 gal,
Ep/E = 0.01, W = 0.6 t,  = 1%).

（6）

  x   xm   xn

1

2

3

4

5

6

Seq(e)/Sy
Fig. 9 The Ks factor obtained by Δεeq(max), which is denoted
as Ks(ε), for various input accelerations anddamping ratios  (Ep/E = 0.01, W = 0.6 t).

σxn および εx(p)n を零とおいて，各時間断面でのx および
x(p)を算出した．そして，eq が最大となる時間を時間 mで表される．添え字 h，a，r はそれぞれ周方向，軸方向，とした．時間 m を固定した状態で，各時間断面を n と置

半径方向を示す．上添え字 m と n は変動荷重における時

くことでeq の時系列データを算出し，その中の最大値

は h，間を示し，時間 m と n の時点での応力の差を Δσ（xxeq(max)を得た．図 2 に示すようにeq(max)はエルボ脇部のa または r を示す）としている．そして，eq(p)は相当塑性

内面において最も大きくなった．得られたeq(max)は 0.53%

ひずみ範囲で，次式で算出した．

であり，その時のeq(p)は 0.20%であった．エルボ単体モデルの解析では，とくに断りの eq(p) 

2
3

 

2

h(p)

2

  a(p)     a(p)   r(p)     r(p)   h(p) 2（7）ない場合を除き図 2 に示した
位置でeq(max)が最大になった．
そして，図 7 は当該部位の結 x(p)   xm(p)   xn(p)（8）

添え字(p)は塑性ひずみであることを示し，その他の添え字の意味は応力の場合と同じである．時間 m と n は以下のように決定した．まず，式（6）および式（8）における果を示している．同様に，以下のひずみや UF は，eq(max)が最大になった部位に着目した．
入力加速度とeq(max)の関係を図 8 に示す．左端の“1,200
Elastic”の表示は 1,200 gal を付与した弾性解析の結果を示す．減衰を 0%から 5%まで変化させている．いずれの場

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-1

94

Fig. 10 S-N curves used to calculate usage factor UF. Twokinds of curves, DFC and Eq. (9), were applied.
Fatigue limit is not assumed for Eq.(9), whereas
fatigue limit of 94 MPa is assumed in DFC.

Fig. 11 Relationship between input acceleration and the UF
obtained using Eq. (9) for various damping ratios (Ep/E = 0.01, W = 0.6 t).

合もeq(max)は入力加速度とともに増加し，減衰が大きいほど小さくなった．また，1,200 gal で比較すると弾性解析
よりも弾塑性解析によるeq(max)の方が小さくなる場合もあった．式（2）に従って弾性解析と弾塑性解析による
eq(max)の比から Ks(ε)を算出した結果を図 9 に示す．弾性解
析の相当ひずみ範囲は，1,200 gal の結果を比例倍させることで得た．横軸は弾性解析によるSeq であるSeq(e)をSy で正規化した値を示している．ここで，Sy は降伏強度 Sy の2 倍となる．図には，式（1）において 3Sm/Sn = Sy/Seq(e)とした場合の JSME の Ke 係数も示している．弾性ひずみ範
囲に塑性ひずみ範囲の影響を加味する Ke 係数は，その物
理的な意味から 1 を下回ることはない．Ks(ε)は最大でも1.29 であり，
1 を下回る場合も多かった．
いずれの場合も，同じSeq(e)/Sy で比較すると，
JSME の Ke 係数を下回った．
減衰が小さいほど Ks(ε)が小さい傾向を示したが，その差はFig. 12 Change in Ks factors obtained using UF and Δεeq(max)with damping ratio (1,200 gal, Ep/E = 0.01, W =0.6 t). The value of Ke(UF) was less than unity
regardless of the damping ratio.

大きくなかった．減衰が大きくなるほど同じ入力加速度に対して得られるSeq(e)/Sy は小さくなった．
に対応したヤング率に補正することになるが，本報では2.3.2 Ks(UF)の算出

25℃相当の値をそのまま用いた．
DFC では（ひずみ振幅×ヤング率）が 94 MPa 以下の変有効ひずみの時系列変化からレインフロー法によって，動は UF に考慮されないため，このしきい値前後においてひずみ範囲と繰返し数を計数し累積疲労損傷量 UF を算

UF および Ks(UF)が不連続に変化する可能性がある．そこ出した．許容繰返し数として，図 10 に示す JSME の設計・で，しきい値のない次式を用いた場合の評価も実施した．

建設規格に規定されるステンレス鋼の設計疲労曲線（DFC）を用いた．DFC は，試験によって得られたひずみ振幅と

 eq  0.5E  MPa   6083.5Nf-0.263

（9）

（8）

疲労寿命の関係から策定されている ．オーステナイト系
ステンレス鋼の 25℃のヤング率 195 GPa（2）とひずみ振幅

以後，DFC を用いて算出される UF を UFD，式（9）を用の積が DFC の縦軸に相当する．評価手順に従うと，温度

いて算出される UF を UFm と称する．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-1

600 gal1200 gal
2400 galElasitc

3.0

Elastic-plastic

2.5

7600gal1200gal
2400gal
JSME Ke

2.0

6

Ks(ε)

Response Acc./Input Acc.

95

1.5

5
1.0

4
0.5

3
0.0

2

0

20

0
0.1

1

60

(a) Ks(ε)

10Mass weight W, t

1.2

UFD

Fig. 13 Change in response acceleration with the appliedmass weight for various input accelerations (Ep/E= 0.01,  = 1%).

600 gal1200 gal
2400 gal

15

Elasitc

1.0

Elastic-plastic

UFm

600 gal1200 gal
2400 gal

0.8

Ks(UF)20

Δεeq(max) , %40

Seq(e)/Sy

1

0.6
0.4
0.2
0.0

10

0

10

20

30

40

50

60

Seq(e)/Sy5(b) Ks(UF)
0
0.1

1

10

Mass weight W , t
Fig. 14 Change in the maximum equivalent strain rangeΔεeq(max) with the applied mass weight for various
input accelerations (Ep/E = 0.01,  = 1%).

Fig. 15 Ks factors obtained using Δεeq(max) and UF for various
input accelerations (Ep/E = 0.01,  = 1%).

2.3.3 固有値（錘の質量）の影響
減衰比 1%，Ep/E = 0.01 の基本条件において錘の質量 W

UFm を図 11 に示す．
左端の“1,200 Elastic”の表示は 1,200

を 0.1 ～10 t に変化させた．対応する系の固有値は 37～

gal を付与した弾性解析の結果を示す．入力加速度や減衰

3.8 Hz であった．図 13 に W と入力加速度で正規化した最比に対する UF の変化は，eq(max)と同様に単調増加となっ大応答加速度の関係を示す．入力加速度は 600 gal，1,200

た．また，1,200 gal で比較すると，弾塑性解析で得られる

gal および 2,400 gal とした．図 4 に示すように地震波は 2

UFm は弾性解析で得られるそれよりも同等か，小さくなっ～10 Hz の成分が大きい．このため，固有値が 12.1 Hz とた．図は省略するが，UFD は UFm より概ね大きな値とななる W = 1 t 近傍で応答加速度が比較的大きくなった．弾

った．
1,200 gal の解析結果を用いて算出される Ks(ε)と Ks(UF)性解析では，正規化応答加速度は完全に一致し，いずれのを図 12 で比較した．減衰が大きくなるほど Ks は大きくな

入力加速度の場合においても，弾塑性解析より大きな値とる傾向を示したが，2%でほぼ飽和している．Ks(ε)よりもなった．加速度変位を入力とする本解析では，錘の質量がKs(UF)が小さくなった．そして，Ks(UF)はいずれの条件におい大きくなると系に供給されるエネルギーは大きくなる．そても 1 を超えることはなかった．

のため，W が 1 t より大きくなり，共振しなくなっても，弾性解析による応答加速度の変化は限定的であった．一方，

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-1

96

4

3
Elasitc Elastic-plastic

32Δεeq(max) at intradosKs(ε)Δεeq(max) , %ΔSeq(e)/ΔSy = 2
ΔSeq(e)/ΔSy = 3
ΔSeq(e)/ΔSy = 4

ΔSeq(e)/ΔSy = 2
ΔSeq(e)/ΔSy = 3
ΔSeq(e)/ΔSy = 4

2

1
1

0

0
10

100

1,000

10,00010

100,000

100

1,000

10,000100,000

Input acceleration, gal

Input acceleration, gal(a) Ks(ε)
Fig. 16 Values of Δεeq(max) obtained controlling the elastic
stress ΔSeq(e)/ΔSy to be fixed value for various mass
weights (Ep/E = 0.01,  = 1%).

43て引き起こされるエネルギー減衰の影響と考えられる．同様の傾向が図 14 に示した W とeq(max)の関係においてもKs(UF)

弾塑性解析では，とくに W > 1 t において応答加速度が弾性解析よりも小さくなっている．これは，塑性変形によっ

UFD

UFm

1,000

10,000ΔSeq(e)/ΔSy = 2
ΔSeq(e)/ΔSy = 3
ΔSeq(e)/ΔSy = 421見られる．W が大きくなるほどeq(max)が大きくなり，その最大は 15％を超えた．錘の質量の増加にともなう入力エ
ネルギーの増加がひずみの増加をもたらした．一方，弾塑性解析によるeq(max)の方が弾性解析の結果よりも小さくなっている．塑性ひずみの発生にともなうエネルギー減衰

0
10

100

100,000

Input acceleration, gal(b) Ks(UF)が弾塑性解析によるeq(max)の減少をもたらした．
Ks(ε)は 1 をほぼ下回っている．
2,400
Ks(ε)を図 15(a)に示す．
gal の入力加速度ではSeq(e)/Sy が 60 近くなったが，この場合でも Ks(ε)は 1 を超えなかった．図 15(b)に示した Ks(UF)Fig. 17 Ks factors obtained using Δεeq(max) and UF bycontrolling the elastic stress ΔSeq(e)/ΔSy to be
fixed value for various mass weights (Ep/E =0.01,  = 1%).

はいずれの場合も 1 を下回った．とくに，Seq(e)/Sy がお
およそ 4 より大きくなると，Ks(UF)は 0.2 よりも小さくなっ

図 16 に入力加速度とeq(max)の関係を示す．入力加速度

た．エネルギー減衰が Ks の低下に寄与していると考えらが大きくなることは，
錘が軽くなる（固有値が小さくなる）

れる．

ことに相当する．W が 0.1 t の場合に，所定のSeq(e)/Sy を達成するために必要な入力加速度は 20,000 gal を超えた．

2.3.4 Seq(e)/SyとKs係数の関係

弾性解析では，入力加速度に依らず所定のSeq(e)/Sy（弾性ひずみ）が得られていることが確認できる．弾塑性解析に

錘の質量を変えることで固有値を変化させた場合，Ks

よるeq(max)は弾性解析による値よりも概ね小さくなって

係数は 1 を大きく上回ることはなかった．一方で，質量やいるが，入力加速度が 3,000 gal を超えると，弾性解析の

入力加速度が大きい場合はSeq(e)/Sy が 10 を超え，60 近く

結果を上回る場合も見られた．とくに，Seq(e)/Sy が 3 まになる場合もあった．現実的はSeq(e)/Sy は高々4 程度と考たは 4 の場合は弾塑性解析のeq(max)が弾性解析のそれをえられ，固有値の影響も，この範囲で考察されるべきであ

大きく上回った．図中に赤円で示した 3 条件（いずれもる．そこで，図 13 と図 14 に示した W を 0.1～10 t に変化

eq(max)>1.6%）では，相当ひずみ範囲が最大となる位置がさせた条件において，弾性解析におけるSeq(e)/Sy が 1，2

脇部内面ではなく腹側外面であった．

または 4 となるように入力加速度を変化させて解析を行った．

Ks 係数を図 17 に示す．Ks(ε)は 3,000 gal 以下では 1 近傍の値となり，
3,000 gal を超えると，最大 2.8 まで増加した．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-1

3

3

2

Ep/E=0.1
Ep/E=0.1
Ep/E=0.01
Ep/E=0.01
Ep/E=0.001
Ep/E=0.001

Ks（（ε)2

Ks（（ε)

97

1

1

0

0
10

10 100100 1,000 1,000
10,000 10,000
100,000100,000

Input acceleration,
Input acceleration,
gal galFig. 18 Fig.
Influence
18 Influenceof Ep/E ofonEKp/E
Ks(ε) analyzed
analyzed
for ΔSeq(e)for/ΔSΔSy eq(e)= 3/ΔSy = 3s(ε) onbrought( = 1%).
( Although= 1%). Althoughsmaller smaller
plastic slope
plasticEpslope
Ep brought
results
Ep/Efor= 0.01
Ep/E = 0.01
about larger
aboutKlargers(ε), theKresultss(ε), thefor
exhibitedexhibited
well converged
well convergedKs(ε). Ks(ε).

Fig. 19 Fig.
Equivalent
19 Equivalentstrain ranges
strainobtained
ranges obtained
from thefrom
rainflow
the rainflow
countingcounting
procedure
procedureusing time-serious
using time-serious
equivalentequivalent= 0.01,
W0.01,= 0.6Wt, = 0.6= 1%).
t,  = 1%).
strain (1,200
straingal,(1,200Ep/Egal,
Ep/E =

Ks(UF)はK10,000
10,000程度まではgal 程度までは
1 を下回ったが，1 を下回ったが，
それ以上で
それ以上で
s(UF)は gal
は 1 より大きくなる場合もあった．
は 1 より大きくなる場合もあった．
とくに，
とくに，
UFm を用いた
UFm を用いた= 4，52,023/Sy = 4，52,023
gal の条件においてgal の条件においてKs(UF)がK3.3
場合はS
場合はS
eq(e)/Sy eq(e)s(UF)が 3.3
となった．
となった．

2.3.5 2.3.5
2次剛性の影響
次剛性の影響2次剛性の影響
次剛性の影響Seq(e)/S
Sy eq(e)= 3/Sの条件において，
これまでの
これまでの
Ep/E = 0.01
Ep/Eに
= 0.01 に
y = 3 の条件において，0.1
を 0.1 または0.001 とした場合に得られる
0.001 とした場合に得られる
Ks を Ks を加え，E加え，p/E をE
p/Eまたは
図 18 に示す．2
図 18 に示す．2
次剛性が小さくなるほど次剛性が小さくなるほどKs()は増加する
Ks()は増加する
0.01
ではほぼ飽
0.01 ではほぼ飽傾向を示したが，基本条件である傾向を示したが，基本条件である
Ep/E = Ep/E =Fig. 20 Fig.
Ks factors
20 Ks obtained
factors obtained
controlling
controllingthe elastic
thestress
elastic stress和していた．
和していた．
to be/ΔSfixed
value
fixedforvalue
variousfor various
mass weights
mass weights
ΔSeq(e)/ΔS
ΔSy eq(e)y to be0.01,
 0.01,= 1%).
 The= 1%).
results
Theforresultswhich
forinput
which input(Ep/E = (Ep/E =acceleration
acceleration
was lesswas
thanless
5,000
thangal
5,000
are shown.
gal are shown.
2.4 考察2.4 考察2.4.1 2.4.1
Ks(ε)とKKs(UF)の比較
Ks(UF)の比較
s(ε)とでの範囲では，での範囲では，弾性解析が弾塑性解析の値よりも大きくな
弾性解析が弾塑性解析の値よりも大きくな
った．
つまり，
った．
つまり，
エネルギー減衰によるひずみ範囲の減少は，エネルギー減衰によるひずみ範囲の減少は，に代表される大きなひずみ範囲よりも，10番目以番目以eq(max)
eq(max)に代表される大きなひずみ範囲よりも，10
これまでの解析では，
これまでの解析では，
Ks(UF)はKKs(UF)は Ks(ε)よりも小さかった．
そそs(ε)よりも小さかった．
降の中程度のひずみ範囲で大きかった．そして，2,415
降の中程度のひずみ範囲で大きかった．そして，2,415
個
個はeq の時系列変化から算出の要因について考察する．
の要因について考察する．
Ks はK
eqsの時系列変化から算出のひずみ範囲を用いて算出されるのひずみ範囲を用いて算出される
Ks(UF)は，
Ks(UF)は，
eq(max)のみを
eq(max)のみを
される．図
される．図
19 に，1,200
19 に，1,200
gal の入力加速度の結果から，レgal の入力加速度の結果から，レよりも小さくなった．
よりも小さくなった．
用いて算出される用いて算出される
K
K
s(ε)
s(ε)
2,415 2,415
インフロー法によって抽出した
インフロー法によって抽出した
eq を示す．全部でeq を示す．全部で個のひずみ範囲が抽出されたが，個のひずみ範囲が抽出されたが，大きい方から
大きい方から
1,000 個の1,000 個の2.4.2 2.4.2
大きな入力加速度の条件においてK
大きな入力加速度の条件においてK
大きな入力加速度の条件において大きな入力加速度の条件においてs係数が大きs係数が大きひずみ範囲を順に並べたものを示している．
ひずみ範囲を順に並べたものを示している．
この条件でのこの条件でのくなる要因
くなる要因
Ks(UF)はK0.89であった．図の左端
0.89 であった．図の左端
Ks(ε)は 1.04，UF
Ks(ε)は 1.04，UF
m による
m による
s(UF)はの値がの値が
eq(max)に相当し，弾塑性解析の値が弾性解析のそ
eq(max)に相当し，弾塑性解析の値が弾性解析のそW = 0.1Wt，S= 0.1eq(e)t，S/Sy eq(e)= 4/Sの条件において弾塑性解析によy = 4 の条件において弾塑性解析によれよりも大きくなっているため，K
れよりも大きくなっているため，Ks(ε)は 1 よりも大きくな
s(ε)は 1 よりも大きくなる最大の相当ひずみ範囲
る最大の相当ひずみ範囲
eq(max)が最も大きくなり，Keq(max)が最も大きくなり，K
s(ε)と
s(ε)と
った．しかし，った．しかし，弾塑性解析が弾性解析を上回るのは，大き弾塑性解析が弾性解析を上回るのは，大きKs(UF)も相対的に大きくなった．同条件での入力加速度はKs(UF)も相対的に大きくなった．同条件での入力加速度は方から方から
10 番目程度に限られ，それよりも下の10 番目程度に限られ，それよりも下の400 番目ま400 番目ま98

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-1

Fig. 21 The piping model and finite element mesh used for analyses (unit: mm). The “area” denotes thepipe or elbow sections which showed relatively large strain range.

52,023 gal で，おおよそ 53 G に相当する．W = 0.1 t の条件ては，極端に大きな入力加速度が想定されることはない．

において 53 G の重力を負荷した解析を行った．得られた

図 17 に示した Ks の内，入力加速度が 5,000 gal 以下の条最大の相当応力と相当ひずみは腹部外面で発生し，その値件のみの結果を図 20 に示した．Ks(ε)と Ks(UF)のいずれの場はそれぞれ，Seq(e) = 2.4Sy，eq = 2.4%であった．図 16 に合も，Ks はおおむね 1 を下回った．とくに，Ks(UF)はすべて示した弾塑性解析のeq(max)が弾性解析のそれよりも大きの条件で 0.8 以下となっている．つまり，現実的な入力加くなくなった場合において，最もeq(max)が大きかった箇

速度においては，弾性解析による弾性ひずみ範囲を用いて所も腹部外面であった．入力加速度が大きくなるとニュー

UF を算出しても，弾塑性解析による UF を保守側に評価

トンの運動の法則（入力加速度×質量）
による荷重
（以後，

できる．

運動力とよぶ）が作用することでeq(max)が大きくなる．この荷重は共振やヒステリシスが関与しない 1 次荷重であ3. 配管系の解析

り，塑性ひずみが発生してもエネルギー減衰の影響を受けない．そのため，Ks が大きくなったと考えられる．

2.4.2 エルボ単体モデルに対する代表的なK
エルボ単体モデルに対する代表的な s係数

3.1 解析方法
解析対象および解析モデルを図 21 に示す．既報（9）で実施された STPT370 配管の振動試験体を対象にモデルを作

図 15 に示したように，入力加速度を固定して解析した成した．試験体は外径 113 mm，肉厚 6 mm の配管と，配または 1 より小さくなった．
場合の Ks はおおむね 1 近傍，

管に溶接した弁体を模した質量 0.6 t の錘，および 2 台のとくに，Ks(UF)は錘の質量を重くする（系の固有値を小さく

門型配管サポートで構成される．これらの試験体を振動台する）と 0.2 を下回った．これは塑性ひずみの発生によるに載せて試験を行っている．
試験中は水圧により 1 MPa のひずみ範囲の増加よりもエネルギー減衰の寄与が大きく内圧を加えた．

なったためと考えられる．一方，（Seq(e)/Sy を固定するたAbaqus 2020 を用いて時刻歴応答解析を行った．解析にめ）入力加速度度を大きくした場合は，運動力によって Ks

用いた有限要素モデルも図 21 に示す．8 節点ソリッド要が増加する場合もあった．しかし，実際の機器設計におい素を用いて，厚さ方向に 5 要素に分割した．錘の取り付け

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-1

99

Fig. 22 Von Mises stress distribution when equivalent strain range showed the maximum values (1,200 gal).

部分の配管の重量を増加させることで，錘の影響を考慮し3.2 解析結果

た．配管の密度として，管そのものの密度 7.85 t/m に内部
3

水の密度 1.0 t/m3 を考慮したものを付与した．配管にはヤ3.2.1 応力およびひずみの変動（10）

ング率 E として 203 GPa，ポアソン比 0.3 を用いた．さらに，弾塑性解析では，降伏強度 Sy は試験で用いた配管解析において比較的大きなひずみが得られた部位を図に対応する 310 MPa，2 次剛性 Ep は 0.01E（7）とし，移動硬21 に示す Area1～Area4 の 4 つの領域で示す．Area1 およ

化則を適用した．配管端部と振動台の接続部（2 か所）はび Area4 は配管固定端近傍の直管部，Area2 と Area3 はエ完全固定とした．2 台の門型サポート部については，水平

ルボ部となる．それぞれの領域（Area）でeq(max)が最大と（11）

剛性ばねと上下剛性ばねからなるモデルを用いた．解なる部位に着目した．

析には内部水の質量および内圧，そして幾何学的非線形性

1,200 gal の入力加速度においてeq(max)が最大になったを考慮した．減衰は固有振動数の 1 次振動数と 3 次振動時点の相当応力（ミーゼス応力）の分布を図 22 に示す．

数の減衰比が 0.5%になるようレーリー減衰を仮定した．

Area1 と Area2 の最大eq(max)が同時刻に現れた．直管部系の固有振動数は低次から 7.74，10.2 および 13.9 Hz であ（Area1 と Area4）では配管固定端部近傍の外面，エルボ

った．試験では対応する値として 8.3，11.1 および 16.1 Hz部（Area2 と Area3）ではエルボ脇部内面においてeq(max)が得られた．減衰定数の決定には，解析により算出した固が最大となった．応力は Sy で正規化しており，灰色で示

有振動数を用いた．

された領域は降伏している領域を示す．配管固定部とエル

配管端部およびサポート固定部に図 3 に示した鉛直方

ボ部脇部に高い応力が発生している様子がわかる．

向と水平方向にそれぞれ異なる地震波を付与した．図 3 の波形（1,200 gal）を比例倍させることで，200 gal から 2,400

3.2.1

Ks(ε)の算出

gal に対応する解析を行った．
入力加速度を変化させたときのeq(max)の変化を図 23 に示す．弾性解析および弾塑性解析で得られた領域毎の代表

100

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-1

1.4

Δεeff(max)

Equivalent strain , %

1.2
1.0
0.8

εr

0.6
0.4
0.2
0.0
0

Fig. 23 Change in the maximum equivalent strain rangeΔεeq(max) with the applied input acceleration.

20

40
Time , s60

80Fig. 25 Change in equivalent strain during the simulationfor 1,200 gal. Ratcheting strain (εr) was caused
during the analyses.

Fig. 24 Ks factors obtained using Δεeq(max) for various input
accelerations.

Fig. 26 Magnitude of ratcheting strain caused during theanalyses.

点での値を示している．入力加速度に対してeq(max)は単Seq(e)/Sy の順序とは異なっていた．塑性ひずみが発生し調に増加した．弾塑性解析において Area2 は Area3 より大ていなかった 200 gal では Ks(ε)は全ての領域で 1 となった．

きくなっているが，弾性解析では逆転している．200 gal を

Area1 の Ks(ε)は，1,200 gal を負荷した場合に最も大きくな

負荷した場合は，すべての領域で塑性ひずみは発生しなかり 1.8 を超えたが，入力加速度が大きくなると減少した．

った．さらに，Area4 では 1,200 gal を負荷しても塑性ひず

Area1 と同じ直管部である Area4 においても，Ks(ε)が入力

みは発生しなかった．

加速度とともに減少する傾向が見られた．一方，エルボ部

それぞれの領域に対して入力加速度毎に Ks(ε)を算出しである Area2 と Area3 は入力加速度に対する Ks(ε)の変化はた結果を図 24 に示す．Area1 から Area4 までを順に直線

顕著でなかった．600 gal を負荷した場合，Area1 およびで結んでプロットしている．弾性解析で得られる横軸のArea2 では Ks(ε)が JSME の Ke 係数より大きくなった．緒言Seq(e)/Sy は入力加速度とともに大きくなっており，最大でも述べたように，JSME の Ke 係数は主に熱荷重を想定

で 5 程度となった．Area1 が最も大きく，その次が Area3

して策定されているため，地震荷重に対する結果とは必ずであった．一方，Ks(ε)は Area1 が最も大きく，Area2，Area3，

しも整合しない可能性がある．

Area4 の順に小さくなっており，Area2 と Area3 の順序はINSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-1

Fig. 27 Ks factors considering effect of εr, which isdenoted as K’s(ε), for various input accelerations.

101

Fig. 29 Ks factors obtained using UF for various input
accelerations.
200 gal 600 gal 1200 gal 1800 gal 2400 gal
Elastic
Elastic-plastic
1

UFD UFm1

Area1(Pipe1)
Area2(Elbow1)
Area3(Elbow2)
Area4(Pipe2)

0.1

0.1

0.01

UFm

UF

0.01

0.001

Area1

0.001

0.00010.0001

Area4

0.0000100.00001
0

500

1000

1500

2000

1

Fig. 28 Usage factor UF obtained for various input
accelerations.

3

4

5

ΔSeq(e)/ΔSy

2500

Input acceleraion , gal

2Fig. 30 Change in UFm with elastic stress ΔSeq(e)/ΔSy. The
values correlated well except values for areas 3
and 4.

Ks(ε)が最大となった Area1 の 1,200 gal 負荷時のeq の時eq  max
 r
ep

系列変化を図 25 に示す．ひずみの平均値が変化するラチ

Ks ε ェットひずみが生じている．eq(max)は時系列のデータの中で最大と最小の差をとっている．図のケースのように加eq  maxe（10）

振中にラチェットひずみが生じた場合，ラチェットひずみ

K’s(ε)とSeq(e)/Sy の関係を図 27 に示す．ラチェットひず

εr がeq(max)に加算されることになる．各条件におけるラチ

みの影響を除外した K’s(ε)はSeq(e)/Sy に対してほぼ一定か，

ラチェットひずみは Area1
ェットひずみ εr を図 26 に示す．

単調に変化する傾向を示し，その最大値は 2,400 gal の場

で大きく，1200 gal 時に最大となった．入力加速度が大き合の 1.6 となった．

くなるほどラチェットひずみが大きくなる傾向が見られるが，単調な変化ではなかった．ラチェットひずみによる

3.2.3

Ks(UF)の算出

疲労損傷の寄与は半サイクルの変動に限られる．そこで，Ks(ε)を算出する際に，弾塑性解析によるeq(max)からラチェ

UFD と UFm を図 28 に示す．入力加速度が 200 gal の場

ットひずみの寄与分を差し引いた次式の K’s(ε)を定義した．

合は，UFD は 10-5 以下で，Area4 では零であった．そして，

102

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-1

Area3 と Area4 では，発生する塑性ひずみの大きさは相対的に小さいが，Area1 と Area2 のエネルギー減衰の影響を受けてひずみ変動が抑制されたと考えられる．とくに，
Area4 では 1,200 gal の入力加速度以下では塑性ひずみは発生しなかったが，図 23 に示した弾塑性解析による
eq(max)は弾性解析によるそれを大きく下回っていた．また，600 gal におけるSeq(e)/Sy は 0.59 であり，塑性ひずみが発生していないにもかかわらず，
Ks は１より小さくなっ
ていた．
つまり，
Area3 と Area4 にとっては，
Area1 と Area2
はタンパーのようなふるまいをしたことになる．逆に，
Area1 と Area2 では，Area3 と Area4 の減衰を負担するた
Fig. 31 Equivalent strain ranges obtained from the rainflow
counting procedure using time-serious equivalentstrain obtained by elastic and elastic-plastic
analyses for 600 gal.

め，塑性ひずみの大きさに対して生じるエネルギー減衰の効果は相対的に小さいと考えられる．そのため，図 20 に示したエルボ単体モデルの Ks と比較して，同じSeq(e)/Syに対する Area1 および Area2 の Ks は大きくなっている．
このように，配管要素の相互作用によって生じるダンパー

UF は入力加速度とともに増加した．図 29 に示した Ks(UF)効果を，本報では犠牲ダンパー効果と呼び，Area1 や Area2

は，おおむね 1 以下であったが，600 gal では，Area2 におのようにダンパーの役割を果たした配管要素を犠牲ダン

いて UFD による Ks(UF)が 2.5 を超える特異な値となった．

パーとよぶ．

UFｍを用いた場合は，Seq(e)/Sy = 1 近傍での特異な Ks(UF)は小さくなったが，1 を超えている．

3.3 考察3.3.2 設計に用いるべきK設計に用いるべき s(UF)図 20 に示したエルボ単体モデルの結果と同様，配管モデルの解析においても Ks(UF)は Ks(ε)よりも小さくなる傾向

3.3.1 領域毎のばらつき（犠牲ダンパー効果）を示した．とくに，600 gal 以外の入力加速度条件では，Ks(UF)は概ね 1 以下であった．つまり，弾性解析によって得配管系においても，Ks は JSME の Ke を大きく下回り，
1 よりも小さくなる場合もあった．エルボ単体モデルで考られる UF を，そのまま弾塑性解析の（実際の）UF として用いても保守側の評価が可能となる．

察したように，相対的に小さい Ks はエネルギー減衰の寄一方，600 gal 時に Ks(UF)が 1 を超える場合もあった．図与によると考えられ，Ks の値も，図 20 に示したエルボ単

31 に 600 gal の解析結果からレインフロー法によって抽出体モデルの値と大きな差異はなかった．しかし，配管系にしたeq を示す．最大で 2,081 個のひずみ範囲が抽出されおいては，同じ入力加速度，または同じSeq(e)/Sy におい

たが，大きい方から 1,000 個のひずみ範囲を順に並べたもて，領域毎に Ks のばらつきが見られた．Area3 と Area4 にのを示している．Area4 では弾塑性解析のひずみが弾性解

おける Ks は，Area1 と Area2 よりも小さかった．

析の結果より小さくなっている．先にも述べたように，

図 30 に，Seq(e)/Sy と UFm の関係を示す．弾性解析の結Area4 では塑性ひずみが発生していないことから，弾塑性果に着目すると UFm とSeq(e)/Sy の関係には相関があり，ひずみの減少は犠牲ダンパー効果のよるものと考えられ一本の曲線上にプロットされている．一方，弾塑性解析でる．一方， Area2 では，塑性ひずみが発生し，さらに犠牲は，とくに，Area3 および Area4 の UFm が相対的に小さダンパーとなったことによるひずみの増加量がエネルギくなった．同様の傾向が UFD に対しても観察された．UF

ー減衰の効果を上回ったため，弾塑性解析ひずみが大きくの減少はエネルギー減衰に起因すると考えられるが，そのなった．犠牲ダンパー効果が相対的に小さいと考えられる効果が Area3 と Area4 で相対的に大きかったことを意味Seq(e)/Sy = 1 近傍では Ks(UF)は相対的に大きくなったが，している．配管系では，Area1～Area4 が互いにつながってSeq(e)/Sy が十分大きくなれば Ks(UF)を 1 以下に設定できる

おり，独立ではない．同じ入力加速度に対するひずみ変動

可能性がある．

は Area1 と Area2 で相対的に大きくなる．ひずみが大きく以上の結果は，解析対象である試験を模擬した配管系

なると，エネルギー減衰が大きくなり UF が低下する．

に対する，特定の地震動パターンに対する結果であること

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-1

103に留意する必要がある．本解析では，犠牲ダンパー効果に配管系を対象にした場合は，犠牲ダンパーにひずみがより，Area1 と Area2 において相対的に大きな塑性ひずみ

集中し，部位ごとの Ks にばらつきが生じることに留意すが発生していた．同様に，他の配管系において Ks を考える必要がある．

る場合も，犠牲ダンパーにひずみが集中して Ks が大きくなる可能性がある．発生する塑性ひずみの大きさは条件によって異なり，場合によっては Ks(UF)が 1 を上回る可能性

引用文献も否定できない．しかし，エルボ単体モデル，および本配管系の解析結果から塑性ひずみ発生に伴うエネルギー減衰の効果は明確に確認できた．そして，算出された Ks は耐震評価に対しては，JSME の Ke 係数を大きく下回った．
主に熱荷重を想定して策定された Ke 係数に代わり，合理化した Ks 係数を適用できる可能性が示された．

(1) 日本電気協会, 原子力発電所耐震設計技術規程,
JEAC4601-2015 (2015).
(2) 日本機械学会, 発電用原子力設備規格設計・建設規格, JSME S NC1-2020 (2020).
(3) 日本機械学会, 発電用原子力設備規格設計・建設規
格 事例規格弾塑性有限要素解析を用いたクラス１

4. 結言

容器に対する強度評価の代替規定, JSME S NC-CC005 (2008).

本報では，機器設計で用いられている Ke 係数に代わり，(4) 朝田誠治, 中村隆夫, 機械学会設計・建設規格におKs 係数を新たに定義し，地震荷重に対する疲労評価における簡易弾塑性解析手法, 日本機械学会論文集 A

ける塑性ひずみの影響を考察した．まずエルボ単体モデル

編, Vol.75, No.749 (2009), pp.110-117.

を用いて，Ks 係数の基本的な傾向を調べた．そして，配管(5) 釜谷昌幸, 朝田 誠治, 熱疲労荷重に対する簡易弾塑

系を対象にした解析を行た．得られた結果は以下のように性補正（Ke 係数）に関する一考察, 日本機械学会

要約できる．

論文集, Vol. 87, No. 901 (2021), DOI:
10.1299/transjsme.21-00239.

(1)

地震荷重下においては，塑性ひずみの発生によるひずみ範囲の増加効果と，エネルギー減衰によるひずみ範囲の減少効果が発生する．そして，後者

(2)

(3)

価指針, JSME S017-2003 (2003).
(7) 日本機械学会, 発電用原子力設備規格設計・建設規の寄与によって Ks 係数が 1 以下になる場合もある

格 事例規格弾塑性解析に基づく耐震 S クラス配管

ことが示された．

の耐震設計に関する代替規定, JSME S NC-CC-008

疲労評価に及ぼす塑性ひずみの影響を補正するた(2019).

めに UF により算出される Ks(UF)を定義した．Ks(ε)(8) Jaske, C. E. and O'Donnell, W. J., Fatigue design criteria

はeq(max)のみを，Ks(UF)は時系列結果から抽出されfor pressure vessel alloys, ASME Journal of Pressure

るすべてのeq の変化が反映される．Ks(UF)は Ks(ε)

Vessel Technology, Vol. 99 (1977), pp.584-592.

よりも小さく，Ks(UF)を用いることで合理的に UF(9) 高橋常夫, 前川晃, サポート付配管系の耐震性評価を算出できることが示された．

手法に関する研究（弾性振動試験における共振振動

エルボ単体モデルにおいて，減衰比が大きくなる

数および応答低減に対する入力加速度の影響）,

ほど Ks は増加した．ただし，その影響は 2％でほINSS Journal, Vol. 21 (2014), pp.75-85.

ぼ飽和した．また，2 次剛性 Ep も 0.01E とすることで，ほぼ飽和した保守的な Ks を算出するこができた．
(4)(6) 日本機械学会, 配管の高サイクル熱疲労に関する評(10) 日本機械学会, 発電用原子力設備規格材料規格,
JSME S NJ1-2016 (2016).
(11) 高橋常夫, 前川晃, 支持構造物の降伏後変形強度がさらに，Ks(ε)は JSME の Ke 係数を大きく下回った．

配管系地震応答に与える影響, INSS Journal, Vol. 20

入力加速度が 5,000 gal 以下のエルボ単体モデル，(2013), pp.84-94.

および配管系モデルの解析において Ks(UF)は概ね 1を下回った．つまり，弾性解析による弾性ひずみ範囲を，補正することなく UF を算出しても，弾塑性解析による UF を保守側に評価できる可能性がある．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-2104

地震荷重下の配管に対する疲労評価手法の提案＊１（有効ひずみ範囲を用いた荷重履歴効果の考慮）
Proposal of fatigue assessment method for piping under seismic loading(About the use of effective strain range for loading sequence effect)＊2
三好（Koji Miyoshi）＊2
三好弘二
弘二（KojiMiyoshi）＊2
釜谷（Masayuki Kamaya）＊2
釜谷昌幸
昌幸（MasayukiKamaya）

要約
地震荷重下での配管の疲労寿命に対する荷重履歴効果について検討し，有効ひずみ範囲を使用することで保守的にその効果を考慮できる評価手法を提案した．地震荷重を配管系に付与した有限要素解析により，配管の変動ひずみを得た．次に，そのひずみを付与した疲労試験を実施
し，マイナー則により破断時の疲れ累積損傷量を求めた．その結果，得られた値は１未満であり，その最小値は 0.43 であった．すなわち，マイナー則では非保守的な疲労寿命を予測することとなった．疲労寿命の低下要因を調べるため亀裂進展試験を行った．その結果，単一の過大ひずみが負荷されることで亀裂開口ひずみが低下し，過大ひずみ後の亀裂進展速度を加速させていることが示された．亀裂開口ひずみの低下による有効ひずみ範囲の増加分を保守的に見込むことで疲れ累積損傷量を再計算した結果，地震荷重下でのひずみに対しては，ほとんどの条件で 1 以上となった．本研究で提案した有効ひずみ範囲を用いて荷重履歴効果を考慮する疲労評価手法は有効であるといえる．
キーワード

疲労，地震荷重，変動ひずみ，荷重履歴効果，亀裂進展速度，有効ひずみ範囲

Abstract A loading sequence effect on fatigue life was investigated for piping under seismic loading. A
fatigue assessment method which can consider the loading sequence effect conservatively was proposed using
the effective strain range. Variable strains in the pipe wall were obtained by finite element analyses. A seismic
loading was applied to a system of pipes in the analysis. Fatigue tests were conducted using strains obtainedby the analysis. Damage factors at failure calculated by Miner’s rule were less than 1.0 and the minimum
value was 0.43. It implies that Miner’s rule predicted non-conservative fatigue life. Crack growth tests werealso conducted to examine the reduction of the fatigue life. It was shown that a single overload strain
decreased crack opening strain and increased the effective strain range. The increment of the effective strain
range accelerated the crack growth rate after the overload and reduced the fatigue life. The damage factor forthe strain under seismic loading was recalculated using Miner’s rule and the strain ranges which added the
maximum increment of the effective strain range. The recalculated damage factors were larger than 1.0 undermost conditions. The proposed procedure is available to predict the fatigue life of piping under seismic
loading.
Keywords

fatigue, seismic loading, variable strain, loading sequence effect, crack growth rate, effective strain range

1. 緒言

影響因子を列記し，それぞれの因子に対して考慮すべき裕度を定量化した．そして，それらの裕度を積み上げること

近年，原子力発電プラントにおいては，運転年数や想定で，新たな設計疲労曲線を提案した(3)．

する地震荷重の増加などにより，評価上の疲労損傷が大き影響因子のうち，荷重振幅が繰返しに伴って変化する変くなる傾向にある．現在，国内プラントの耐震設計におけ

動荷重の影響として，疲労限度以上と以下の応力振幅が混る疲労評価には，日本機械学会の設計・建設規格 に規定在する場合の疲労限度の低下影響を考慮している．また，される手順と設計疲労線図が用いられている(2)．当該設計その妥当性の検証として，高低温水合流部に発生する負荷

疲労線図は，試験によって得られた最適疲労線図に対し，波形を用いて，配管の高サイクル熱疲労に対して，保守的

繰返し数で 20 倍，ひずみ範囲で 2 倍の余裕が考慮されてな評価となることを確認している．変動荷重が疲労強度にいるが，その裕度の根拠は明確ではない．日本溶接協会で及ぼす影響として，上述した疲労限度の低下に加え，負荷(1)は，疲労試験の結果を実機評価に適用する上で想定すべき＊１ 日本機械学会論文集，Vol. 87, No.897 (2021) (DOI:10.1299/transjsme.21-00025)より転載＊２（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-2

105(b) Analysis(b) Analysis
mesh mesh(a) Pipe(a)configuration
Pipe configuration

Fig. 1Fig.
Pipe1configure
for finite
element
analysis.
Pipe configure
for finite
element
analysis.
する荷重の順序によって疲労寿命が変化するいわゆる荷する荷重の順序によって疲労寿命が変化するいわゆる荷を考察するため，を考察するため，地震荷重によって生じる特徴的なひずみ
地震荷重によって生じる特徴的なひずみ
重履歴効果がある．
重履歴効果がある．
この効果により，
この効果により，
線形累積損傷則
線形累積損傷則（以 （以 波形を用いた疲労試験も行った．
波形を用いた疲労試験も行った．
さらに，
さらに，
平板試験片を用
平板試験片を用後，マイナー則）
後，マイナー則）
による疲労寿命の予測が非保守側となるによる疲労寿命の予測が非保守側となる いた亀裂進展試験により，いた亀裂進展試験により，過大ひずみを負荷した際の亀裂
過大ひずみを負荷した際の亀裂(4−6) (4−6)． ．
可能性がある
可能性がある進展速度の変化を調べるとともに，進展速度の変化を調べるとともに，変化をもたらす要因を変化をもたらす要因を

プラント機器の設計では起動停止などの運転状態の変プラント機器の設計では起動停止などの運転状態の変 考察した．
考察した．
得られた知見をもとに荷重履歴効果を保守的に得られた知見をもとに荷重履歴効果を保守的に化が疲労損傷の駆動力として考慮される．
化が疲労損傷の駆動力として考慮される．
そして，
そして，
評価に
評価に 考慮できる評価手法を提案し，考慮できる評価手法を提案し，その妥当性について検証しその妥当性について検証し
おいては，
おいては，
保守側になるように，
保守側になるように，
正と負の負荷をもたらす
正と負の負荷をもたらす た． た．
運転状態変化が組み合わされ，運転状態変化が組み合わされ，荷重振幅が決定される．
荷重振幅が決定される．
そ そ

地震荷重下の配管に生ずるひずみ波形の2. 地震荷重下の配管に生ずるひずみ波形の
致せず，
致せず，
荷重履歴効果は陽には考慮されてこなかった．
荷重履歴効果は陽には考慮されてこなかった．
し し 算出算出のため，のため，実際の荷重履歴と評価上の荷重履歴は必ずしも一
実際の荷重履歴と評価上の荷重履歴は必ずしも一 2.
かし，かし，
地震荷重では，地震荷重では，変動する荷重が時系列で与えられる
変動する荷重が時系列で与えられる
ことから，
ことから，
実際に荷重履歴効果による影響が生じると推測
実際に荷重履歴効果による影響が生じると推測 2.1 2.1
解析方法
解析方法
される．
される．
地震荷重に対する荷重履歴効果を検討した例とし
地震荷重に対する荷重履歴効果を検討した例とし(7)(7)
は，亀裂を有する配管を対象に地震荷重下には，亀裂を有する配管を対象に地震荷重下に
て，山口ら
て，山口ら

配管系に地震動を負荷した場合の配管の振動を配管系に地震動を負荷した場合の配管の振動を
AbaqusAbaqus
おける亀裂進展評価手法を検討している．
おける亀裂進展評価手法を検討している．
その中で，
その中で，
過大 過大 6.14 による有限要素解析で模擬した．
6.14 による有限要素解析で模擬した．
解析対象と有限要素
解析対象と有限要素

な圧縮荷重負荷後に亀裂進展速度が加速することを試験
な圧縮荷重負荷後に亀裂進展速度が加速することを試験モデルを図
モデルを図1 に示す．
1 に示す．
また，また，
図 2 に解析モデルの固有モー
図 2 に解析モデルの固有モー
で確認し，
で確認し，
その影響を考慮できる亀裂進展評価方法を提案
その影響を考慮できる亀裂進展評価方法を提案 ドと固有振動数を示す．このモデルは，2ドと固有振動数を示す．このモデルは，2つのエルボを含つのエルボを含
(8)
(8)
した．
した．
しかしながら，しかしながら，
亀裂発見後の健全性評価手法の構築
亀裂発見後の健全性評価手法の構築 む配管系に弁を模擬した錘が取り付けられている．エル．エル
む配管系に弁を模擬した錘が取り付けられている

に加え，
に加え，
設計段階においてこれらの荷重履歴効果を考慮し設計段階においてこれらの荷重履歴効果を考慮し ボ，直管部ともにシェル要素でモデル化した．
ボ，直管部ともにシェル要素でモデル化した．
錘による影
錘による影
た評価を行うことが求められる．
た評価を行うことが求められる．

響は，シェル重量を錘相当分増加させることで考慮した．
響は，シェル重量を錘相当分増加させることで考慮した．

本研究では，
本研究では，
マイナー則による評価上の疲労損傷量
マイナー則による評価上の疲労損傷量（疲 （疲 モデル全体の要素数はモデル全体の要素数は8320，節点数は8320，節点数は8469 で，板厚方向8469 で，板厚方向
れ累積損傷係数）
れ累積損傷係数）を算出する現在の評価手順に対し，を算出する現在の評価手順に対し，
地震 地震 積分点数は積分点数は5 とした．解析に用いた諸元を表5 とした．解析に用いた諸元を表1 に示す．2
1 に示す．2
荷重における荷重履歴効果の程度を試験的に調べるとと荷重における荷重履歴効果の程度を試験的に調べるとと直線近似した応力直線近似した応力・ひずみ関係に，・ひずみ関係に，移動硬化則を適用した．
移動硬化則を適用した．
もに，もに，
荷重履歴効果を考慮するための具体的な評価手順を
荷重履歴効果を考慮するための具体的な評価手順を 幾何学的非線形性は考慮していない．
幾何学的非線形性は考慮していない．
解析では，
解析では，
床面に原
床面に原
検討した．
検討した．
まず，
まず，
オーステナイト系ステンレス鋼
オーステナイト系ステンレス鋼（SUS316）（SUS316）子力発電プラントの基準地震動を模擬した加速度を付与
子力発電プラントの基準地震動を模擬した加速度を付与
を対象に地震荷重下での疲労寿命を試験により調べた．
を対象に地震荷重下での疲労寿命を試験により調べた．
モ モ した．xの図2 3(a)に示すの図 3(a)に示す
した．x
および
および
y 方向には，最大y 方向には，最大700 cm/s
7002 cm/s
デル配管系に発生する地震荷重によるひずみ変動を算出
デル配管系に発生する地震荷重によるひずみ変動を算出加速度を，の図2 3(b)に示す加速度の図 3(b)に示す加速度
加速度を，z 方向には最大z 方向には最大468 cm/s
4682 cm/s
し，疲労試験で付与するひずみ波形を作成した．そして，し，疲労試験で付与するひずみ波形を作成した．そして，を与えた．いずれの加速度も，時間幅∆tを与えた．いずれの加速度も，時間幅∆t= 0.01= s，時間は0.01 s，時間は得られたひずみ波形を負荷した疲労試験を行い，得られたひずみ波形を負荷した疲労試験を行い，一定ひず
一定ひず 84.34s84.34sで与えられている．
で与えられている．
これらの加速度応答スペクトル
これらの加速度応答スペクトルみ振幅試験の結果と比較した．
み振幅試験の結果と比較した．
次に，次に，疲労寿命低下の要因
疲労寿命低下の要因 （減衰定数（減衰定数1%の場合）
1%の場合）
を図 4を図に示す．
4 に示す．
配管には，配管には，1MPa1MPaの のINSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-2

106(a) 1st order mode (7.60 Hz)(c) 3rd order mode (13.7 Hz)(b) 2nd order mode (10.2 Hz)

Fig. 2 Results of modal analysis for the piping system(b) z direction(a) x and y directions
Fig. 3 Input acceleration for analysis(a) x and y directions(b) z direction

Fig. 4 Acceleration response spectrum for input acceleration. The damping constant assumed to be 1%.

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107

内圧を付与した．門形サポートに対しては弾塑性サポート
モデルを用いた．弾塑性サポートモデルでは，線形ばね要
素にて鉛直方向変位をモデル化し，水平方向は，変形抵抗と塑性変形によるエネルギー吸収をモデル化するためトラス要素を使用している(9)．サポートの剛性と降伏荷重はサポート単体の静的荷重試験で得られた表 2 の値を用いた．減衰は，固有振動数の 1 次振動数（水平方向の主要モード）と 3 次振動数（鉛直方向の主要モード）の減衰比が0.5%であるとしたレーリー減衰を適用した．

Fig. 5 Distribution of maximum equivalent plastic strain during
84.34 s.

Table 1 Analysis parameter

Table 2 Analysis parameters for supporting structures.
Fig. 6 Circumferential strain at the position of the maximum
equivalent plastic strain.

2.3 解析結果を用いた負荷波形の作成
解析結果を用いた負荷波形の作成
図 6 に示した相当塑性ひずみが最大となった位置での2.2 解析結果

周方向のひずみから試験に用いるひずみ波形を作成した．
試験上の制約から，解析によるひずみ波形から細かな変動

全時間（84.34 s）における相当塑性ひずみの要素毎の最成分を間引いたモデル波形とした．まず，オリジナルの波

大値の分布を図 5 に示す．配管系全体では，錘近傍のエル形から，極値を抽出した．次に，隣接するひずみの差が，ボ部側面の内面で最大となった．この位置における全時間

ひずみ範囲 Δε（全時間における最大値と最小値の差）のの最大値と最小値の差であるひずみ範囲は，周方向と軸方5%以下となる場合は削除した．データ数削減後のひずみ向に対して，それぞれ 0.43%と 0.05%であり，周方向のひ波形を図 7 に示す．疲労試験では，ひずみ範囲の影響を調

ずみ範囲が大きかった．エルボ部の形状変化を確認したとべるため，図 7 のひずみ範囲 Δε が所定の値となるように

ころ，近傍に存在する錘の応答により，エルボの面内変形比例倍した波形（以下，
地震負荷波形と表記）を負荷した．

が発生し，それに伴い管断面形状が円形から楕円状に変形

地震負荷波形による疲労寿命の変化の要因を考察するしていることが確認できた．すなわち，エルボのオーバル

ために，地震負荷波形の特徴をモデル化した波形も作成し変形により，側面の周方向ひずみの変動が大きくなった．

た．図 7 に示した波形では，ひずみが周期的に増加と減少

図 6 に相当塑性ひずみが最大となった位置における周方を繰り返す傾向が確認できる．この特徴を再現した波形と向ひずみの時間変化を示す．解析初期に圧縮ひずみが発生して，図 8 に示すような漸増・漸減するひずみ波形を作成しているのは，錘の死荷重によりエルボ断面形状が楕円状した．ここで平均ひずみは零とし，50 点で 1 ブロックのに変形し，管内面側に圧縮ひずみが発生したためである．

構成とした．そして，Δε が所定の値となるようにひずみを比例倍した．
図 7 では，スパイク状の波形も確認できる．
この特徴を再現するため，図 9 に示すような周期的な過大
ひずみを負荷する波形も用いた．過大ひずみの符号は，(a)INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-2

108

Fig. 7 Strain history applied for fatigue tests. The strain
was derived from the transient strain shown in Fig. 4
obtained by simulating the seismic load.

Fig. 8 Step up and down strain applied for fatigue tests.

(a) Tensile and and compressive overloads (± OL)(b) Tensile overload (+ OL)(c) Compressive overload (− OL)
Fig. 9 Periodic overload strain applied for fatigue tests.
引張・圧縮（±），(b) 引張のみ（+），(c) 圧縮のみ（−）の型試験片を使用した．試験片表面は，バフ研磨仕上げとし

3 種類とした．過大ひずみの大きさ εOL は定常変動時のひた．また，砂時計型試験片では径方向伸び計を使用し，軸ずみ振幅 Δε/2 の 2 倍と 4 倍の 2 種類（以下，各々OLR =ひずみを同定した．径変化値から軸ひずみ（対数ひずみ）

2，OLR = 4 と表記）とした．また，過大ひずみを付与す

εt の算出には，次式を用いた．

るインターバルのサイクル数 Nint も系統的に変化させた．

3. 疲労試験
3.1 試験方法lD  t  ln    ln  0 D
 l0 

2(1)

ここで，l0 は変形前の長さ，l は変形後の長さ，D0 は変形前の直径，D は変形後の直径であり，体積一定の仮定によ試験に用いた 316 ステンレス鋼の化学組成を表 3 に，り l0D02 = lD2 の関係を用いた．一方，比較的ひずみ振幅が機械的性質を表 4 に示す．比較的大きな圧縮ひずみを負荷小さい試験では，図 10 (b)に示す平滑丸棒試験片を使用しする条件では座屈を防止するため，図 10 (a)に示す砂時計

た．

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Table 3 Chemical content of test material (wt %).

109

Table 5 Summary of fatigue tests (Constant amplitude strain).

Table 4 Mechanical properties of test material

Unit: mm(a) Hourglass-type specimen

Table 6 Summary of fatigue tests (Strain under seismic loading).
One block consists of 1713 cycles.

(b) Plane specimen
Fig. 10 Geometry of test specimen for fatigue tests.
試験は全て室温大気中で実施した．ひずみ波形としては，以下の 4 種類を付与した．
(1) 一定ひずみ振幅試験(2) 地震負荷波形試験(3) 漸増・漸減ひずみ試験(4) 周期的過大ひずみ試験
表 5 から表 8 に試験条件の一覧を試験結果と併せて示す．表中の Nf は試験片破断までに要した過大ひずみ等を含む全繰り返し数である．これらの試験では，砂時計型試
験片では破断した時点を，平滑丸棒試験片では，荷重 25%
低下もしくは破断した時点を破断寿命として定義した．また，試験速度は一定ひずみ振幅試験の場合は 0.40%/s，それ以外の試験では，1 ブロック中の最大ひずみと最小ひずみの差に対してひずみ速度が 1.6%/s となるように周波数を設定し，試験中は同じ周波数を適用した．

Table 7 Summary of fatigue tests (Step up and down strain).
One block consists of 50 cycles.

110

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-2

Table 8 Summary of fatigue tests (Periodic overload strain).

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-2111

3.2 試験結果で破断しており，その最小値は 0.43 であった．これはマ

3.2.1 一定ひずみ振幅試験

る．また，ひずみ振幅が小さいほど DF は低下する傾向をイナー則による予測より短寿命で破断することを意味す示した．ただし，低下傾向はおよそ Δε/2 = 0.7%以下で飽和
広範囲なひずみ振幅に対する基本データを採取するたしていた．

め，一定ひずみ振幅試験を実施した．ひずみ振幅が最大であった Δε/2 = 8.0%では 13 回で破断した．
一方，
Δε/2 = 0.20%
では，106 回でも未破断であったため，試験を終了した．
試験結果をもとに以下の回帰式を作成した(10)．図 11 に回帰曲線を試験結果とともに示す．

 N  10 

(2)

3.79 102
3

 5.53 ( N f ≧10 )  0.40 0.638(3)  57.1  N f 0.512

log Nf 3

fFig. 12 Calculated fatigue damage for strain under seismic
loading. DF for many cases was less than 1.0. It implies that
Miner’s rule could not predict the fatigue life conservatively.

3.2.3 漸増・漸減波形および周期的過大ひずみ試験
漸増・漸減波形および周期的過大ひずみ試験
図 13 に漸増・漸減波形および引張・圧縮の周期的過大
ひずみを負荷した場合に対するひずみ範囲と DF との関係を示す．横軸は，漸増・漸減波形の場合は Δε，周期的過大ひずみ波形の場合は 2εOL とした．漸増・漸減波形の場合
は，ひずみ範囲によらずほぼ DF = 1 で破断していた．一
Fig. 11 Fatigue curve obtained by constant amplitude fatigue
tests

方，周期的な過大ひずみを負荷した場合は，ひずみ範囲が低下すると DF は減少する傾向があり，2 条件を除くと DF
が 1 未満で破断した．また，過大ひずみの比率が大きい
OLR = ± 4 の条件のほうが DF は小さかった．

3.2.2 地震負荷波形試験

過大ひずみを付与し，Nint を系統的に変化させた場合の結果を図 14 に示す．OLR = 2 では εOL = 1.0%, Δε/2 = 0.5%，

破断までに負荷したひずみ波形からマイナー則により，以下の式により疲れ累積損傷量 DF を求めた．

OLR = 4 では εOL = 1.0%, Δε/2 = 0.25%とした．いずれの条
件でも，DF が 1 未満で破断した．Nint = 2 の場合では，過大ひずみの符号や比率にかかわらず DF はおよそ 0.5 から

1
DF  
i N
 i
fp
n

 

(4)

0.7 となった． OLR = 2 の場合，Nint が増加するに伴い，DFはほぼ一定か増加する傾向にあり，
OLR = 4の場合は，Nint の増加とともに DF が減少し，Nint = 100 付近から上昇

ここで，Δεi は破断までに負荷したひずみ波形をレインに転じる傾向が見られた．また，OLR の大きさが同じでフロー法(11)で抽出したひずみ範囲を，n はひずみ範囲の数あれば，引張のみの過大ひずみを付与した場合と比較して，を示す．Nfp(Δεi)は Δεi に対して式（2）および式（3）から

圧縮のみの過大ひずみを付与した場合の DF が小さくな得られる Nf を示す．図 12 にひずみ振幅 Δε/2 と DF との関る傾向があった．

係を示す．Δε/2 = 1.5%, 2.5% 以外の条件では DF が１未満

112

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-2

加速することが報告されている(12)．また，過大荷重負荷後の応力比が負の場合は，引張の過大荷重の場合でも，亀裂進展速度が加速することも報告されている(13)．これらの報告の多くは，炭素鋼やアルミニウム合金を対象にした結果であるが，ステンレス鋼に対しても，過大な圧縮荷重を負荷することにより寿命が低下し(14)，亀裂進展速度が加速することが示されている(15, 16)．本試験においても，過大ひず
み負荷後の亀裂進展速度の加速が疲労寿命低下をもたらしたと考えられる．過大ひずみが亀裂進展の加速，および疲労寿命の低下をもたらす要因を考察するため，次章ではFig. 13 Calculated fatigue damage for step up and down strain
and periodic overload strain. Periodic overload strain rather thanstep up and down reduced fatigue life. DF for OLR = 4 wassmaller than that of OLR = 2.

過大ひずみを模擬した亀裂進展試験を行った．とくに，亀裂進展と疲労寿命の直接的な関係を明らかにするため，疲
労試験と同じ両振りのひずみ制御下における亀裂進展挙動を調べた．

4. 亀裂進展試験
亀裂進展試験
4.1 試験方法
疲労試験に使用した材料と同一ヒートの素材から製作した図 15 に示す平板試験片(17)を用いた．平行部の長さは36 mm で，試験片中央部（図 15 の A 部）にはクリップゲージを取り付けるためエッジ加工を施した．また，放電加工により長さ 0.5 mm のスリットを導入し，機械予亀裂の長さは a = 1 mm とした．試験部中央から長手方向に 14
Fig. 14 Calculated fatigue damage for periodic overload strain.
DF for all the cases was less than 1.0 and changed with Nint. DF
for compressive overload was smaller than that of tensile
overload when the ratio of overload was the same value.

mm の位置に取り付けたひずみゲージの測定値を用いてひずみ制御試験を実施した．クリップゲージで計測した亀裂開口変位と荷重から除荷弾性コンプライアンス法により亀裂長さを推定するとともに亀裂開口点を同定した(17)．

3.3 疲労試験のまとめ

試験では，図 16 に示す通り，亀裂長さ a = 3 mm に到達した時点で，引張・圧縮の過大ひずみ（以後，± OL と表

地震荷重下で配管に生じたひずみ波形を用いて，疲労記），または圧縮の過大ひずみ（同，− OL）を負荷した．

試験を行った結果，図 12 に示すとおり DF が 1 未満で破また，参照データとして一定振幅試験も実施した．表 9 に断する場合があり，明瞭な荷重履歴効果が確認された．地試験条件を示す．過大ひずみの大きさ εOL は 0.5% ~ 1.0%

震負荷波形の特徴をモデル化した漸増・漸減波形および引に変化させた．試験速度は，ひずみ速度が 0.4%/s となる

張・圧縮の過大ひずみを負荷した疲労試験では，漸増・漸ように設定した．

減する波形よりむしろ過大ひずみを付与した場合の寿命低下が顕著であった．また，疲労寿命低下の程度は，過大4.2 試験結果

負荷の大きさと頻度により変化した．とくに，引張よりも圧縮の過大ひずみを付与した場合の疲労寿命低下が顕著

図 17 に亀裂長さと負荷サイクル数の関係を示す．過大であった．過大荷重が亀裂進展速度に与える影響について

ひずみを付与した a = 3 mm 以降の傾きは過大ひずみの大は，数多くの研究がなされており，引張の過大荷重の場合

きさにより異なっていた．また，一定振幅試験の結果と比は塑性誘起閉口などによる遅延効果が，圧縮の過大荷重の較して，過大ひずみを負荷すると，進展が明らかに加速し場合は，亀裂先端部の引張の残留応力場の形成などによりていた．

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Fig. 15 Geometry of a plate specimen for crack growth test and configuration of strain gauge and clip gauge.

(a) Tensile and compressive overloads (± OL)(b) Compressive overload (− OL)

Fig. 16 Single overload strain applied for crack growth tests.

Table 9 Summary of test conditions for crack growth tests.

113

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-2

114(a) Tensile and compressive overloads (± OL)(b) Compressive overload (− OL)

Fig. 17 Relationship between crack length and number of cycles. A single overload was applied when crack length reached 3
mm. The inclination of the crack growth curve changed at 3 mm.

(b) Compressive overload (− OL)(a) Tensile and compressive overloads (± OL)

Fig. 18 Relationship between crack growth rate and strain intensity factor range. The crack growth rates for the cases of constant
amplitude correlated well with the strain intensity factor range. The crack growth rate increased after a single overload.
増加の程度は，過大ひずみが大きくなると増える傾向があ
図 18 に亀裂進展速度とひずみ拡大係数範囲の関係を示った．以上の傾向は引張・圧縮，および圧縮の過大ひずみ

す．ひずみ拡大係数範囲 ΔKε は，以下の式より求めた．

をかけた場合に共通に見られた．ただし，圧縮の過大ひずみを負荷した場合の増加量は，εOL = − 0.75%と− 1.0%の条(5) Kε  f   a

件では同程度であった．引張・圧縮の場合と圧縮のみの場
合では，ひずみ速度の増加の程度については大きな差異はf  0.265(1 

3
2

a 4 
a 
a
)   0.857  0.265  1   (6)W
W  W 

見られなかった．
図 19 に有効ひずみ範囲と亀裂長さの関係を示す．有効
測定した亀裂開口点のひずみεop から，ひずみ範囲Δεeff は，

ここで，f は形状係数(18)で式中の W は試験片の幅である．

以下の式で求めた．

図には，過大ひずみを付与しない一定振幅試験の結果も示した．過大ひずみを負荷していない場合の進展速度は，両対数グラフ上でほぼ直線状で近似できる．一方，赤色で示した過大ひずみ負荷後の進展速度は増加していた．また，

 eff   max   op

(7)

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(a) Tensile and compressive overloads (± OL)

115(b) Compressive overload (− OL)

Fig. 19 Relationship between normalized effective strain range and crack length. Δa is the increment of the crack length after
overloading. Δεeff/Δε increased abruptly after the overload and decreased gradually.

(a) eff), ± OL(c) eff, ± OL(b) eff), − OL(d) eff, − OL

Fig. 20 Relationship between crack growth rate and effective strain and stress intensity factor ranges. The crack growth rates
correlated well with eff) and eff rather than .

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-2

116

εmax は一定振幅負荷サイクル中の最大ひずみで，本試験条

るにつれ，すなわち Nint が増加するにつれ，再び上昇する

件では 0.25%となる．横軸は，Δa = a − 3 mm で，Δεeff はひ傾向を示していた．これは，過大ひずみの負荷により一時

ずみ範囲 Δε で無次元化している．過大ひずみ負荷後に有的に有効ひずみ範囲は増加するものの，その後は負荷前の効ひずみ範囲は増加し，ピーク値を示した後は，徐々に低値に漸近する傾向があったように，その増加効果が持続す下した．また，Δεeff/Δε の最大値は過大ひずみが大きいほどるサイクル数が限定的であるためと考えられる．

増加した．これらの傾向については，引張・圧縮の過大ひDF が 1 未満で破断する場合，マイナー則による評価でずみを負荷した場合と，圧縮のみの過大ひずみを負荷したは，予測した寿命より短寿命側で破断する可能性があるた

場合で類似していたが，εOL の大きさが 0.5%と 0.75%でのめ，疲労評価においては荷重履歴効果による影響を考慮す

最大値を比較すると，圧縮のみの過大ひずみの場合のほうる．図 21 に示す通り，過大ひずみ負荷後は亀裂開口ひずが大きかった．

みが低下する．
一定振幅試験時の有効ひずみ範囲をΔεeff(CA)

図 20(a),(b)に，下式で定義される有効ひずみ拡大係数範とすると，過大ひずみ負荷後の有効ひずみ範囲は Δεeff(CA)から Δεeff(OL)に増加する．Δεeff(OL)の大きさは，過大ひずみの囲と亀裂進展速度の関係を示した．

大きさや頻度により変化するため予測することは難しい．

Kε(eff)  f  eff  a(8)

しかし，Δεeff (OL)は最大でも全ひずみ範囲 Δε（図 16 に示すΔε）を超えることはできない．よって，過大ひずみによる

図 18 と比較して，過大ひずみ負荷後の亀裂進展速度は，

有効ひずみ範囲の増加量の最大値は，εh(max) = Δε−Δεeff(CA)とひずみ振幅一定試験の結果に近くなった．とくに εOL = ±なる．つまり，ひずみ範囲が εh(max)だけ増加すると仮定す

0.5%, − 0.5%の条件では，同程度となっていた．一方，比ることで荷重履歴効果による疲労寿命低下を保守的に予較的過大ひずみが大きかった他の条件ではなお相違があ

測することができる．

った．次に，横軸を有効応力拡大係数範囲で整理した結果

一定ひずみ振幅負荷の場合は，応力零となった時点でを図 20(c), (d)に示す．この場合は，過大ひずみ負荷後の亀亀裂が開口すると仮定することができる(20)．したがって，裂進展速度はひずみ振幅一定試験の結果と相違があった

図 21 に示すように，εh(max)を以下の式で算出した．

が，亀裂が進展するにつれて，その相違は小さくなる傾向があった．亀裂閉口を考慮したひずみの有効範囲を用いる

 h (max) =   eff (CA)  

ことで亀裂進展速度との相関がよくなり，有効応力拡大係

 min
 min  0E

(9)数を用いた場合は，過大ひずみ負荷の有無にかかわらず亀

式中のmin はひずみ振幅一定の疲労試験における応力の裂進展速度が一本の直線で近似できた．つまり，亀裂進展最小値であり，破断時のサイクル数の約半分の時点での値の加速は有効範囲の増加（亀裂閉口範囲の減少）によりもを用いた．求めた εh(max)を図 22 に示す．図中の線は以下のたらされており，有効範囲を考慮することで，過大ひずみ式で表される回帰曲線を示す．

負荷後の亀裂進展速度を予測することができると考えら
れる．

5. 考察

 h (max) 0.178   0.488(10)εh(max)/ Δε は Δε とともに減少する傾向があった．これは図23 に示す通りひずみ範囲 Δε が大きくなると塑性ひずみの疲労寿命は，亀裂発生までの期間と亀裂進展の期間か割合が増加し Δεeff (CA)/ Δε が増加するためである．図 12 にら成るが，ステンレス鋼の疲労寿命の大部分は亀裂進展期

示す通り地震負荷波形に対する DF は Δε が減少するにつ間に等しく，発生までの期間は無視できる程度に小さい(19)．

れ，低下する傾向があった．これは，Δε が減少するにつれそのため，過大ひずみ負荷後の亀裂進展速度の加速は，疲履歴効果による最大限の効果の割合 εh(max)/ Δε が大きくな

労寿命に直接的な影響を及ぼすことになる．そのため，周るため，DF が低下したと推定される．一方，ひずみ振幅

期的な過大ひずみを負荷した疲労試験では，DF が 1 未満が小さいほど DF が低下する要因として，高サイクル領域で破断したと考えられる．また，過大ひずみの比率が大きにおける損傷蓄積の過小評価が考えられる．図 12 に示しいほうが，有効ひずみ範囲が大きくなり，破断時の DF の7
< 0.418）た Δε/2 = 0.4%の場合，
DF = 0.44 のうち Nfp > 10（Δε低下が顕著であった．過大ひずみの発生頻度によっても，に相当する値は 2.7×10-4 と実際に小さく，DF への寄与分

疲労寿命の低下の程度は変化していた．その特徴として破は小さい．しかしながら，仮に疲労限度が消失し，Nfp >断時の DF はある発生頻度で最小となり，頻度が少なくな

107 に相当するすべての Δεi に対する Nfp が 107 回であるとINSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-2

117

した場合であっても DF 増加はたかだか 3.3×10-2 であり，依然として DF への寄与分は小さい．そのため，107 回以
上の高サイクル寿命を与える小さいひずみの過小評価により DF が見かけの上で低下したとは考えにくい．
荷重履歴効果を考慮した疲労評価方法としては，式（4）において DF の計算で用いる Nfp を算出する際に，Δε では
なく Δε+εh(max)に対する Nfp を用いることが考えられる．つまり，DF として次式による DFh を用いる．

1nDFh  i N

fp

   ih(max)

(11)

この手順に従って疲れ累積損傷量 DFh を計算した．周期的な負の過大ひずみを負荷した場合の結果を図 24 に，地Fig. 22 Relationship between normalized strain of maximum
loading sequence effect and Δε/2. εh(max)/ Δε decreased with Δε/2.

震負荷波形の場合の結果を図 25 に示す．図には比較のために，図 12 および図 14 に示した DF も記した．OLR = −2
（Δε/2 = 0.5, εOL = − 1.0）の 1 条件，OLR = −4（Δε/2 = 0.25,
εOL = − 1.0）の 5 条件，地震負荷波形の 1 条件以外の場合
は，DFh は 1 以上となっていた．OLR = −4 の場合，多くの条件で 1 以上とはならなかったが，図 20(b)に示した通り過大ひずみが比較的大きい場合は，有効ひずみ範囲を用いても亀裂進展速度が過小評価となるためと考えられる．
一方，地震負荷波形の場合は，ばらつきはあるものの比較
的保守側の評価結果となったといえる．Nfp の算出に用いた式（2）および式（3）は試験結果の最適近似であることから，正確な DFh が予想できたとしても必ずしも 1 以下とはならない．いずれにしても，地震荷重下で配管に生じるひずみ波形に対しては，有効ひずみ範囲の増加効果を考慮することで，荷重履歴効果を見込んだ疲労寿命予測が可Fig. 23 Relationship between normalized stress and strain for
constant amplitude tests. These stress and strain werenormalized by fluctuation ranges. The ratio of the plastic strain
to the total strain increased with Δε/2.

能であると考える．

Fig. 21 Schematic drawing explaining variation of effective
strain range after overload. Δεeff(OL) and Δεeff(CA) are effective
strain range after overload and during constant amplitude test,
respectively. The loading sequence effect is caused by theincrement of Δεeff(OL)−Δεeff(CA).

Fig. 24 Calculated fatigue damage for periodic compressive
overload strain. DFh were values obtained by the proposed
assessment method.

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-2

118

(5)

有効ひずみ範囲の増加を保守的に見込むことで荷重履歴効果を考慮する評価手順を提案した．提案した手順により地震荷重下で配管に生じたひずみ波形を対象に疲れ累積損傷量を算出し，その有効性を確認
した．

引用文献
(1) 日本機械学会編, 発電用原子力設備規格 設計・建設規格, JSME S NC1-2008 (2008).
Fig. 25 Calculated fatigue damage for strain under seismic
loading. DFh were larger than 1.0 except one case.

(2) 日本電気協会, 原子力発電所耐震設計技術規程,
JEAC4601-2015 (2017), p. 433.
(3) 日本溶接協会編，新しい設計疲労曲線と疲労解析に

6. 結言

関するシンポジウム―産業を超えた合理的な共通基盤の構築に向けて―（第 54 回 国内シンポジウ

本研究では，地震荷重下で配管に生じるひずみを対象

ム）資料集，JWES-AE-1901 (2019).

に，その荷重履歴効果が疲労寿命に与える影響を調べた．

(4) 菊川真，城野政弘，鎌田敬雄，宋智浩，氷室晴雄，

ひずみ波形は，簡易な配管系に地震動を模擬した荷重を負

変動ひずみ条件下の低繰返し疲労（平均塑性ひず荷することで有限要素解析により求めた．得られたひずみ

み，応力因子の影響），日本機械学会論文集，Vol.

波形を負荷した疲労試験を行い，試験片破断時の疲れ累積

42, No. 358 (1976), pp. 1625-1632.

損傷量 DF を算出することで疲労寿命の変化を調べた．ま(5) 釜谷昌幸，川久保政洋，316 ステンレス鋼の低サイ

た，ひずみ制御による亀裂進展試験を行い，疲労寿命の低クル疲労損傷（変動荷重下での疲労寿命の内部き裂下要因を考察した．そして荷重履歴効果を考慮可能な疲労発生の影響），日本機械学会論文集 A 編, Vol. 76,

評価手法を提案した．得られた結論は，以下のとおりであNo.768 (2010), pp. 1048 - 1058.

る．
(1)(6) 大関裕明，蓮沼将太，小川武史，ステンレス鋼
地震荷重下で配管のエルボ部に生じたひずみ波形でSUS316L の低サイクル疲労強度に及ぼす変動振幅

は，破断寿命がマイナー則による予測寿命より短寿

ひずみ条件の影響, 材料, Vol. 62, No. 3 (2013), pp.

命側となり，
本試験条件における DF の最小値は 0.43

201-206.

であった．
(2)

(3)

地震荷重によるひずみ波形には，周期的に漸増・漸下における配管のき裂進展評価手法の提案, 日本機

減する傾向およびスパイク状に急増・急減する特徴

械学会論文集Ａ編, Vol. 79, No.802 (2013), pp. 730-があった．これらの波形の特徴のうち，漸増・漸減す

734.

る傾向よりも，周期的に発生する過大なひずみ波形(8) 高橋常夫，前川晃，サポート付配管系の耐震性評価

が疲労寿命の低下要因となっていたと推定された．

手法に関する研究（弾性振動試験における共振振動

周期的な過大ひずみを負荷した場合は，疲労寿命が数および応答低減に対する入力加速度の影響），

低下し，その程度は，過大負荷の大きさとその頻度

INSS JOURNAL, Vol. 21 (2014), pp. 75-85.

により変化していた．また，引張よりも圧縮の過大(4)(7) 山口義仁，李銀生，勝山仁哉，鬼沢邦雄，地震荷重(9) 高橋常夫，前川晃，支持構造物の降伏後変形強度が負荷のほうが疲労寿命の低下が顕著であった．

配管系地震応答に与える影響，INSS JOURNAL,

一定ひずみ振幅を負荷した亀裂進展試験中に引張・Vol. 20 (2013), pp. 84-94.

圧縮の過大ひずみおよび圧縮のみの過大ひずみを負(10) 日本材料学会, 金属材料疲労信頼性評価標準－S-N

荷した後は，亀裂開口ひずみが低下し亀裂進展速度

曲線回帰法－, JSMES-SD-6-04 (2004).

は増加していた．また，ひずみまたは応力の有効範(11) ASTM International, Standard practices for cycle

囲を用いることで過大ひずみ負荷後の亀裂進展速度

counting in fatigue analysis, Annual book of ASTMを予測できた．

Standards 2002 Section III, Vol.03.01 (2002), pp. 746755.

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-2

(12) Geary, W., A review of some aspects of fatigue crack
growth under variable amplitude loading, International
Journal of Fatigue, Vol. 14, Issue 6 (1992), pp. 377-386.
(13) 真壁朝敏, Purnowidodo, A. and Mcevily, A.J., 過大荷重負荷によるき裂先端近傍の変形がき裂伝ぱに及ぼす影響, 材料, Vol.53, No. 5 (2004), pp. 481-486.
(14) Kamaya, M. and Kawakubo, M., Loading sequence effecton fatigue life of Type 316 stainless steel, International
Journal of Fatigue, Vol.81 (2015), pp. 10-20.
(15) Kalnaus, S., Fan, F., Jiang, Y. and Vasudevan, A.K., An
experimental investigation of fatigue crack growth ofstainless steel 304L, International Journal of Fatigue,
Vol.31, Issue 5 (2009), pp. 840-849.
(16) 山口義仁，李銀生， 杉野英治，勝山仁哉，鬼沢邦雄，過大な圧縮荷重がき裂進展挙動に及ぼす影響,
日本機械学会論文集Ａ編, Vol. 78, No.789 (2012), pp.
613-617.
(17) Kamaya, M., Low-cycle fatigue crack growth prediction
by strain intensity factor, International Journal of Fatigue,
Vol.72 (2015) pp. 80-89.
(18) Tada, H., Paris, P.C. and Irwin, G.R., The Stress Analysis
of Cracks Handbook Third Edition, American Society of
Mechanical Engineers (2000), p. 53.
(19) Kamaya, M. and Kawakubo, M., Strain-based modelingof fatigue crack growth – An experimental approach forstainless steel, International Journal of Fatigue, Vol.44(2012), pp. 131-140.
(20) 釜谷昌幸，川久保政洋，き裂成長予測による低サイ
クル疲労の損傷評価（成長予測モデルの構築とその適用例），日本機械学会論文集 A 編, Vol. 78,
No.795 (2012), pp. 1518 - 1533.

119

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-3120

原子炉容器鋼中の溶質原子クラスタ形成に対する Ni の影響
Effect of Ni on Solute Atom Clustering in Reactor Vessel Steels藤井＊1

克彦 （Katsuhiko Fujii）

福谷＊1

耕司 （Koji Fukuya）

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，原子炉容器鋼のモデル合金である Fe-Mn-Ni 合金および Fe-Mn 合金に対して，Fe イオン照射試験とアトムプローブ分析を実施し，低照射量での溶質原子クラスタ形成に対する Ni の影響を調べた．
照射量 0.026dpa ではクラスタの大きさと密度に Ni 濃度による違いはほとんどないが，照射量の増加に伴い Ni 濃度が高いほどより小さなクラスタが高密度に形成した．また，照射量の増加に伴いクラスタ中の Ni 濃度も増加する傾向があった．これらの結果は照射により誘起された
Ni の集積が溶質原子クラスタを安定化するとともに，高照射領域で Ni が溶質原子クラスタの形成を促進し照射脆化に寄与することを示唆する．
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 Ni on the solute atom clustering in the reactor vessel steels irradiatedby neutrons, ion-irradiation experiment was carried out using Fe-1.5Mn-xNi alloys with Ni concentration, x
between 0 and 2 wt%. Specimens irradiated by iron ions at 290°C to 0.16 dpa were examined by atom probe
tomography. At an irradiation dose of 0.026 dpa, there was almost no difference in the size and number densityof the clusters depending on the Ni concentration, but as the irradiation dose increased, smaller ones formed
at higher number densities as the Ni concentration increased. In addition, the Ni concentration in the cluster
tended to increase as the irradiation dose increased. These results indicated that the accumulation of Ni
induced by irradiation stabilizes the solute atom clusters, and that Ni promotes the formation of solute atomclusters in the high irradiation region and contributes to irradiation embrittlement.
Keywords

radiation embrittlement, reactor vessel, atom probe tomography, solute atom cluster.

はじめに

1.

の硬化への寄与度を明らかにすることが重要である．
最近の研究から，溶質原子クラスタとして銅（Cu），マ

軽水型発電炉の原子炉容器鋼の照射脆化は重要なンガン（Mn），ニッケル（Ni），シリコン（Si）が集積

高経年化事象の一つである．このため，非常に多くのしたクラスタが形成されること，マトリックス損傷と研究が行われ，延性－脆性遷移温度の上昇や上部棚吸して格子間原子型の転位ループが形成されることが収エネルギーの低下に関するデータの蓄積とこれを明らかになっている(10)～(13)．また，溶質原子クラスタ

用いた現象論的な脆化予測式の改良が行われてきたの組成が材料の組成に依存すること，形成したクラス(1)～(4)タの体積率によって硬化量を比較的よく整理でき，脆

物理的な脆化機構に立脚した予測式の開発が進めら化の主要因は溶質原子クラスタの形成であると考え．また，脆化因子が次第に明らかになるにつれて，(5)～(8)，国内では 2007 年に日本電気協会の電気技術られることが報告されている(12)(13)．しかし，溶質原子

規格 JEAC4201「原子炉構造材の監視試験方法」が改訂

クラスタ，特に Cu を含まない Mn-Ni-Si クラスタ等のれ(9)された ．原子炉容器に使用されている A533B 鋼等の形成機構や，転位ループのクラスタ形成核としての役低合金鋼では，ナノメートル(nm)・スケールの極めて割，クラスタを構成する個別元素のこれらへの影響に

微細な溶質原子クラスタの形成やマトリックス損傷

ついては十分に解明されていない．

と呼ばれる照射欠陥集合体の形成が照射脆化因子で脆化予測の高度化の動向については，九州電力株式あり，照射脆化機構の解明には材料組成や照射条件が会社玄海発電所 1 号機等，加圧水型原子炉

異なる場合の照射ミクロ組織変化を把握して，それら（pressurized water reactor, PWR）で得られた長時※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 . 29 2022 NT-3121間の監視試験データにおいて，規格 JEAC4201-2007 に硬化が小さくなる機構が考えられた．一方で，Mn を含基づく予測を上回る傾向にある場合があった．このたまない合金ではクラスタの数密度が低く，Mn が溶質

め，最新の監視試験片の測定結果と加速照射による高原子クラスタの形成に強く影響することが示唆され照射量データを加えるとともに，高照射量のデータにた．ただし，照射実験は，深さ 600 nm での照射量が重み付けし，高照射量領域の予測精度を上げた係数の1 dpa から 5 dpa の範囲であり，PWR の原子炉容器の設定による予測式の見直しが進められ，「2013 年追補

60 年運転を想定した場合の照射量 0.1 dpa に比べて(14)

．さらに，2013 年以降に高い照射量条件である．このため，溶質原子クラスタ

も高照射量の監視試験データが蓄積されており，これの形成の初期過程への個別元素の影響というよりは(15)

むしろ，ループ状の Mn や Ni，Si の集積が観察されて次回改訂でもミクロ組織変化も踏まえた精緻な予測いることからも，照射ミクロ組織変化のかなり進んだ版」として改訂されているを反映した JEAC4201 の改訂も検討され始めている

．

(16)

が取り入れられると考えられ，高照射量までの脆化

状態での影響を明らかにした結果と考えられる．

機構を確認していくことが重要であり，溶質原子クラ

そこで，本研究では，溶質原子クラスタ形成に対すスタを構成する Cu，Mn，Ni，Si の個別元素の脆化にる Ni の影響を調べることを目的にして，Ni 濃度を 0

対する影響を理解することも必要である．

から 2 wt%の範囲で変化させた Fe-1.5Mn-xNi 合金 4

そこで，溶質原子クラスタを構成する Cu，Mn，Ni，種に，可能な限り低い損傷速度（1×105 dpa/s）で，

Si の個別元素のミクロ組織変化と硬化に対する影響

低照射量（最大 0.16 dpa）のイオン照射実験を行っを調べるために，低 Cu 濃度の実用低合金鋼の化学組

た．これにより，溶質原子クラスタの形成の初期過程

成を模した Fe-1.5Mn-0.5Ni-0.25Si 合金をベースにを把握し，照射脆化に対する Ni 影響を調べた．

した原子炉容器鋼モデル合金 10 種を 290℃でイオン照射した後，硬さを測定して照射硬化挙動を調べると

2. 実験方法

ともに，アトムプローブ(atom probe tomography,
APT)分析で硬化因子を調べた(17)．その結果，すべての

2.1 供試材

試料に溶質原子クラスタの形成が確認され，球状のク
ラスタに加えて，棒状の Mn や Mn/Ni のクラスタの形

本研究で用いた材料は，原子炉容器鋼モデル合金の成が認められた．Fe-1.5Mn-xNi 合金系では，Ni 濃度

Fe-Mn-Ni 合金および Fe-Mn 合金である．表 1 に化学が高くなるほどループ状の Mn/Ni の集積が顕著にな組成を示す．

り，Mn 単独の集積は減少する傾向があった．これは Ni

試験片形状は，長さ 4 mm，幅 2 mm，厚さ 0.4 mm のの添加が転位ループの形成を促進し，その転位ループ板状である．イオンを照射する面は，エメリー紙#1200に Mn が集積することで，Mn の単独の集積・クラスタ

まで湿式研磨した後，粒径 3 m のダイヤモンドでバ化が抑制されたと考えられた．また，Fe-1.5Mn-xSi 合フ研磨した．さらに，コロイダルシリカ 0.02 m でダ

金系では，Si 濃度の増加に伴い Mn クラスタが認めら

イヤモンド研磨による変質層を取り除いた．

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2.2 イオン照射

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イオン照射は京都大学イオン照射設備 DuET で実施

た．Si が共存すると，Si と転位ループ等の点欠陥シした．照射には，6.4 MeV の Fe3+イオンを用いた．照ンクとの反応が先行することで Mn の集積は抑制され

射温度は 290C であり，深さ 600 nm での損傷速度は

表 1 試料の化学組成(wt%)
Alloy
FeMn
FeMn0.5Ni
FeMn1Ni
FeMn2Ni

C
0.004
0.003
0.004
0.003

Si
<0.01
<0.01
<0.01
<0.01

Mn
1.54
1.51
1.66
1.59

P
0.001
0.001
0.001
<0.001

S
0.002
0.001
0.002
0.002

Ni
<0.01
0.53
1.01
1.98

Cu
<0.01
<0.01
<0.01
<0.01

O
0.00400.00400.00380.0059N
0.00040.00060.00050.0003

Fe
Bal.
Bal.
Bal.
Bal.

122

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-3

1.4×105 dpa/s である．損傷量は 0.026 dpa，0.074

Ni合金では，質量が58のFeとNiを分離できない．そこ

dpa，0.158 dpa の 3 条件とした．なお，照射量はイオ

で，便宜上，元素58として解析を行った．なお，３次(18)

ン注入解析用ソフトウェア SRIM2006 を用い，純 Fe

元像形成処理においては，アトムマップのz方向長さを仮定してはじき出しエネルギーを Ed = 40 eV としを最適化するために，電界蒸発場（Evaporation Field）て計算した．

30.0 V/nm と ア ト ム マ ッ プ の 伸 長 係 数 （ Image
Compression Factor）1.65を用いた．

2.3 硬さ測定
3. 結果
硬さは，超微小押し込み硬さ試験機（ELIONIX ENT2100）を用い，ナノインデンテーションにより押込み

3.1 硬さ測定

3+

深さ 300 nm で測定した．6.4 MeV Fe イオン照射では，ピーク損傷深さは約 1500 nm であり，最大深さは各モデル合金に対して測定された硬さを図 1 に示

約 2000 nm である．照射材では超微小硬さ測定の押込す．未照射材（図中 0dpa）の硬さは Ni の添加量に伴

み深さの４倍程度の深さ領域が塑性変形し，この領域

い増加する傾向がある．すべての合金で照射硬化が認の硬さの平均値が測定される．今回の測定では押込みめられた．図 2 に照射による硬さの増加量を Ni 濃度

深さを 300 nm とすることで損傷領域のみの硬さを得に対して示した．低照射量の 0.026 dpa 照射では Ni

た．また，20 個以上の結晶粒に対して測定を行い，結濃度の増加に伴い硬さの増加量は小さくなる傾向が晶方位と圧子との幾何学関係による硬さの測定値へ認められた．また，0.074 dpa 照射でも Ni 濃度の増加の影響を平均化した．

2.4 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．測定はレーザーパルスモード
で行い，試料温度は208C，レーザー出力は0.2 nJとした．
測定用の針状の試料は，集束イオンビーム（focusedion beam, FIB)加工装置（HITACHI製NB5000）を用いて作製した．FIBのマイクロサンプリング機構を用い

図１
硬さの測定結果
図1 硬さの測定結果て微小サンプル(2 × 2 × 10 ｍ)を切り出した後，タングステン（W）ニードルの先端にW蒸着で固定し，リング状にビームを走査して試験片を削り円錐状に加工した．なお，加工の進行に伴いリングの大きさとイオンビームの強度と加速電圧を小さくすることで，加工ビームの影響を極力排除し先端径0.1 mの針状に加工した．
APT測定で収集したデータは，質量／電荷比ごとに元素の種類を決定し，各元素の３次元像形成処理（測定したデータからアトムマップを再構成するコンピ
ュータ処理）を行った．多くの元素において，質量／電荷比は元素固有の値となり，Fe-Mn合金ではすべての同位体を分離して評価が可能である．一方，Fe-Mn-

図２
硬さの増加量とNi
Ni 濃度の関係
図
2 硬さの増加量と濃度の関係

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-3123に伴い硬さの増加量は小さくなる傾向が認められたが，その減少傾向は小さくなった．一方，照射量 
GSD では，1L 濃度の増加に伴い硬さの増加量は大きくなる傾向であった．この結果は，1L 濃度により照射によるミクロ組織変化が異なり，照射量依存性も異なる
ことを示唆する．
ことを示唆する．


3.2 アトムプローブ測定
図に， GSD照射された)H0Q1L合金試料を例にアトムマップを示した．球形の0Qと1Lが集積した溶質原子クラスタの形成が認められる．また，1Lが濃化したのと同じ場所で元素の濃化も認められる．これ
は溶質原子クラスタに含まれる元素の多くが1Lで  照射量 
GSD
GSD

あることを示唆する．そこで，溶質原子クラスタの解析では，元素を1Lとして取り扱った．
析では，元素を1Lとして取り扱った．
すべての試料で0Qと0Q1Lのクラスタの形成が確認された．図に，各照射量における溶質原子クラスタの形成に対する1L濃度の影響を0Qと1Lのアトムマッ
プで比較した図を示す．アトムマップは微細なクラス
タが識別しやすいように厚さ QPで切り出したものである．微細な溶質原子クラスタが高密度に形成していることが分かる．また，照射量が増加するとともに溶質原子クラスタの形成が促進され，1L濃度が高くなるほどクラスタが微細になる傾向が認められた．
るほどクラスタが微細になる傾向が認められた．
溶質原子クラスタを定量的に検討するため，再帰的探査アルゴリズムに基づくクラスタ解析を行った．なお，1L のみが集積した溶質原子クラスタは今回観察  照射量 GSD
GSD

されなかったため，0Q をクラスタのコア原子と仮定
してクラスタの抽出を行った．ここでは，互いの距離  照射量 GSD
GSD アトムマップの例

アトムマップの例
図トムマップの例
ア0.158dpa
FeMn2Ni
合金試料GSD
GSD 照射照射)H0Q1L
合金試料

図３

質原子クラスタ形成に対する照射量と
溶質原子クラスタ形成に対する照射量と図４図溶
Ni 濃度の影響
1L 濃度の影響
濃度の影響

124

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-3

図 5 には，各合金試料における照射量による溶質原子クラスタのサイズ分布の変化を示した．FeMn 合金
試料では，照射量が 0.026 dpa では直径が 2 から 4 nm
で 3 nm に大きさのピークを持つ Mn クラスタのみが存在するが，照射量の増加に伴い直径が 5 nm の位置に新たなピークを生じるようになり，0.158 dpa の照射では直径が 3 nm と 5 nm にピークを持つクラスタが同程度存在するようになる．これは照射初期に形成した溶質原子クラスタの一部が成長したことを示唆する．
一方，FeMn0.5Ni 合金試料では，照射量の増加に伴いクラスタのサイズ分布が広がるとともに，ピークが大きい側にシフトする傾向があるが，FeMn 合金試料に見られたような明確なバイモーダルなサイズ分布とはならない．さらに，Ni 濃度が増加すると，照射量が増加してもサイズ分布はほとんど変化せず，ピークが大きい側にわずかにシフトするのみである．また，Ni
濃度が 0.5 から 2.0 wt%の範囲では，Ni 濃度の増加に伴いクラスタのサイズ分布の幅が狭くなる傾向があり，より大きさがそろった溶質原子クラスタが存在していることを示す．これらの結果から，Ni の添加には照射初期に形成する溶質原子クラスタを安定化する寄与があり，Ni 濃度が高くなるほどその影響が大きくなることが示唆される．
図 6 には，同一の照射量での溶質原子クラスタの数
密度分布に対する Ni 濃度の影響を比較した．なお，
縦軸は全体の数密度にサイズの頻度分布をかけたものである．照射量が 0.026 dpa では，溶質原子クラス
タの直径ごとの数密度の分布に，合金による顕著な違いは認められない．しかし，照射量の増加に伴い Ni 濃
度による違いが明確に認められるようになり，Ni 濃
度が高いほどクラスタの数密度は増加した．これは，Ni の添加が溶質原子クラスタを安定化するのみならず，形成を促進する寄与があることを示す．この結果
は Ni 濃度が高い原子炉容器鋼でより照射脆化が進むという中性子照射材での知見と一致する．
図 7 には，各合金試料についてクラスタの Mn と Niの組成と大きさの関係を示した．合金の Ni 濃度によ各合金試料での溶質原子クラスタのサイ
図５図 5
各合金試料での溶質原子クラスタのサイズ分布の照射による変化
ズ分布の照射による変化

らずクラスタの Mn 濃度は 20 から 60 at%の範囲に分布しており，Fe-1.5Mn 合金試料との差は認められな
い．Fe-1.5Mn 合金試料のクラスタ直径と Mn 濃度の関が 0.8 nm 以下で 20 個以上の Mn が集積した状態にあ係の照射量による変化をみると，照射量の増加に伴いるものをクラスタのコアと判断した．さらに，0.5 nm

Mn 濃度が 30%程度の大きなクラスタが形成していく

以内の距離にコア原子が 3 個以上ある Mn 以外の原子様子が認められる．ただし，小さなクラスタの塊にはをクラスタに帰属する原子として評価した．

大きな変化は認められない．これに対して，Ni を含む

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-3

合金では，成長したクラスタが形成しなくなり，Ni 濃
度が高いほどその抑制効果は顕著であった．また，Ni
濃度が高いほどクラスタの Ni 濃度も高くなる傾向があり，照射量の増加に伴い増加する傾向も認められた．
これに対して Mn 濃度は照射量が増加しても変化しな
い．図 8 に各合金に形成する Ni を含まない（Ni 濃度
0 at%）クラスタの割合の照射量による変化を示した．
合金の Ni 濃度が高いほど割合は小さい．また，照射量の増加とともに割合は低下した．この結果は，まず照射により Mn の集積を主としたクラスタが形成し，これに Ni が集積するクラスタの形成機構を示唆する．
図 9 に溶質原子クラスタの平均直径，数密度，体積率の比較を示した．平均直径は照射量とともに増加す

6 質原子クラスタのサイズ分布に対する溶質原子クラスタのサイズ分布に対する図６図溶
Ni 濃度の影響
Ni 濃度の影響

図
7 溶質原子クラスタの大きさと組成の関係
図７
溶質原子クラスタの大きさと組成の関係

125

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-3

126

Niを含まないクラスタの割合の照射による変化を含まないクラスタの割合の照射によ
図８図 8
 Ni
図 8 Ni を含まないクラスタの割合の照射による変化る変化
図 8 Ni を含まないクラスタの割合の照射による変化る傾向があった．また，Ni 濃度が高くなるほど小さくる傾向があった．また，Ni 濃度が高くなるほど小さくなった．数密度は，Ni を含む合金では，照射量とともなった．数密度は，Niを含む合金では，照射量とともる傾向があった．
また，
Ni 濃度が高くなるほど小さくに増加する傾向があり，Ni 濃度が高くなるほど大きに増加する傾向があり，Ni
濃度が高くなるほど大きなった．数密度は，Niを含む合金では，照射量とともな増加を示した．これに対して Ni を含まない FeMn 合な増加を示した．
これに対してNi を含まない FeMn 合に増加する傾向があり，Ni 濃度が高くなるほど大き金試料では，数密度は照射量の増加によりほとんど変金試料では，
数密度は照射量の増加によりほとんど変な増加を示した．
これに対して Ni を含まない FeMn 合化しなかった．図 10 には，溶質原子クラスタの Mn 濃
化しなかった．図
10 には，溶質原子クラスタの Mn 濃
金試料では，数密度は照射量の増加によりほとんど変度 と Ni 濃 度 の 比 較 を 示 し た ． FeMn 合 金 試 料 と度 と Ni 濃 度 の 比を 示 し た ． FeMn 合 金 試Mn
料と化しなかった．図10較には，溶質原子クラスタの濃
FeMn0.5Ni 合金試料では照射量の増加に伴う Mn 濃度
FeMn0.5Ni
濃度度と Ni 濃合金試料では照射量の増加に伴う度 の 比 較 を 示 し た ． FeMn 合 金Mn
試料との変化はほとんどない．これに対して，FeMn1Ni 合金の変化はほとんどない．これに対して，FeMn1Ni
合金
FeMn0.5Ni 合金試料では照射量の増加に伴う Mn 濃度
試料と FeMn2Ni 合金試料では照射量の増加に伴い Mn
試料と FeMn2Ni 合金試料では照射量の増加に伴い
Mnの変化はほとんどない．これに対して，FeMn1Ni
合金
濃度はわずかに減少した．これは，Ni 濃度の増加によ濃度はわずかに減少した．
これは，Ni 濃度の増加によ
試料とFeMn2Ni 合金試料では照射量の増加に伴い
Mn
るためである．1 wt%以上の Ni 濃度の合金において，るためである．1 wt%以上のNi 濃度の合金において，濃度はわずかに減少した．
これは，Ni 濃度の増加によ照射に伴い溶質原子クラスタの組成が変化していく
照射に伴い溶質原子クラスタの組成が変化していく
るためである．1 wt%以上の Ni 濃度の合金において，ことが確認された．
ことが確認された．
照射に伴い溶質原子クラスタの組成が変化していくことが確認された．

4. 考察
4. 考察
4. FeMnNi合金を290℃で照射量0.16
考察dpaまで加速器でFeMnNi合金を290℃で照射量0.16 dpaまで加速器で可能な最も低い電流密でイオン照射した結果，硬さの可能な最も低い電流密でイオン照射した結果，硬さのFeMnNi合金を290℃で照射量0.16 dpaまで加速器で増加とMn-Niが集積した溶質原子クラスタの形成が認増加とMn-Niが集積した溶質原子クラスタの形成が認可能な最も低い電流密でイオン照射した結果，硬さのめられた．図11にクラスタの平均直径と数密度から計められた．
図11にクラスタの平均直径と数密度から計増加とMn-Niが集積した溶質原子クラスタの形成が認められた．図11にクラスタの平均直径と数密度から計

図 9 溶質原子クラスタの直径と数密度，体積
図 9 溶質原子クラスタの直径と数密度，体積率の照射による変化
率の照射による変化
図 9図９
溶質原子クラスタの直径と数密度，体積溶質原子クラスタの直径と数密度，

体積率の照射による変化率の照射による変化

図 10 溶質原子クラスタの Mn, Ni 濃度
図図1010 溶質原子クラスタのNi濃度
濃度
溶質原子クラスタのMn,
Mn,Ni
図 10 溶質原子クラスタの Mn, Ni 濃度

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-3

127

算した体積率の平方根と硬さの増加量の関係をまと観察を実施し，定量的なTEMデータの評価が必要であめて示した．なお，これまでに報告しているMn濃度をる．また，JMTR等で中性子照射されたモデル合金によ0.2から1.9 wt%変化させたFe-Mn合金試料のデータもる検討も重要と考えられる．

合わせて示した(19)．照射温度は290℃で，損傷速度は-4

FeMn 合金試料について溶質原子クラスタのサイズ

1.110 dpa/s，照射量は0.12 dpaと1.01 dpaであり，分布と Mn 濃度の変化を調べた結果として，図 5 と図

今回の照射と比較して損傷速度と照射量ともに約107 に示したように，照射量の増加に伴い直径が 4～6倍の照射条件である．合金組成によらずクラスタの形

nm で，Mn 濃度が 30 at%程度でばらつきの小さい溶質

成量と硬さの増加量には比較的良い相関が認められ原子クラスタが増加していくことが確認されている．

た．また，FeMn合金試料のデータはFe-Mn合金試料のまた，図 9 に示したように溶質原子クラスタの数密度

データの範囲とよく一致しており，今回の範囲では損は照射量の増加によりほとんど変化しなかった．これ

傷速度の違いによらず類似のMnクラスタが形成し硬らの結果を合わせて考えると，照射の初期に形成した化を生じていることが分かった．また，Niを添加した

Mn クラスタの一部が成長して一定組成の相へ変化し合金試料のデータもFe-Mn合金試料のデータの範囲とていくことが推察される．Fe-Mn 合金の平衡状態図によく一致しており，MnクラスタとMn-Niクラスタで硬よると，イオン照射を行った 290℃での体心立方晶の化係数に大きな違いがないことを示唆する．ただし，

Fe（bcc-Fe）中の Mn の固溶量は約 3 wt%であり，Fe-

FeMn1Ni合金試料とFeMn2Ni合金試料では高照射量で1.5Mn 合金試料中の Mn は熱力学的には固溶状態にあクラスタの体積率が大きくなると硬化量が大きくなる．しかし，照射により導入される空孔等の点欠陥をる傾向が認められる．予備的に実施したTEM観察では，考慮した照射による溶解度曲線の移動や不飽和固溶

図12に示したように，照射量0.158 dpaのFeMn合金試体からの析出が報告されている(20)～(22)．空孔濃度をほ料では3 nmから10 nmの大きさの転位ループが数密度

ぼ一定とみなすことができる定常状態に達した被照22-3m のオーダーで形成していることが認められて射状態では，擬平衡的な状態となり相図が変化するこいる．また，より高い照射量までイオン照射したFe-とが考えられる．仮に，Mn の固溶限が低下し，一部のMn-Ni合金において，Ni濃度が高くなるほどループ状

Mn が析出すると仮定すれば，Mn 濃度が 40 wt%程度ののMn/Niの集積が顕著になり，Mn単独の集積が減少す

面心立方晶（fcc）相が形成することになる．この fcc(17)．この原因として，Niの添相の Mn 濃度は，照射量の増加に伴い形成する溶質原加が転位ループの形成を促進することが提案されて子クラスタの Mn 濃度 30 at%に近い値である．この仮いる．Niを添加した合金試料において高照射量で硬さ説によれば，Mn クラスタは照射誘起で形成したことが増加する傾向がみられた理由には，転位ループの形になる．しかし，純 Fe に比べて Fe-Mn 合金で転位ル成の違いによると推察される．今後，より詳細なTEM

ープの形成が促進されることが報告されている(23)．ま

図 11
図 11
 溶質原子クラスタ形成と硬さの増加量の溶質原子クラスタ形成と硬さの増加量の関係

12射量
照射量
の FeMn合金試料の図 12図 照0.1580.158
dpa のdpa
FeMn
合金試料のTEM 暗視野
観察結果（ビームの入射方向は
B=[012]，回折ベク
TEM
暗視野観察結果(ビームの入射方向は
トルは g=200）10ることが報告されている関係

B=[012]，回折ベクトルは g=200)

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-3

128

た，Fe 中に形成した<111>転位ループ内の周辺部に Mnradiation embrittlement resistance of A533-

や Si，P が偏析することが密度汎関数理論計算で示さ

B steel through control of selected residual(24)．これらを考慮すると，自己格子間原子

elements,” Proc. International Symposium（SIA）ループが形成し，これに Mn が集積することで，

on Effects of Radiation on Materials, ASTM

局所的に Mn 濃度が固溶限を上回り，Mn の析出相とし

STP 484, p.96 (1970).

れているて Mn クラスタは照射誘起で形成したことになる．ど(2) ASME Sec. XI Appendix A (1974).

ちらの説が正しいかを確認するためには，転位ループ(3) USNRC Regulatory Guide (R.G.) 1.99 Rev.1

への Mn 等の偏析を調べる必要がある．今後，TEM とSTEM/EDS を用いた観察により，転位ループと Mn や Niの集積との関係を調べることが重要である．ただし，
APT 観察ではループ状の Mn の集積は認められていな
い．
クラスタの数密度がほとんど変化しなかった理由
としては，数密度51023 /m3からクラスタの平均間隔を算出すると12.6 nmとなり，クラスタの大きさを考慮(1977).
(4) USNRC Regulatory Guide (R.G.) 1.99 Rev.2(1988).
(5) E.D.

Eason,

Wright,

J.E.

G.R.

Odette,“Improved Embrittlement Correlations for
Reactor Pressure Vessel Steels,” NUREG/CR6551 MCS 970501, November 1998.
(6) ASTM E900-2, “Standard Guide for Predicting

すると，8 nm程度，大きさの2倍程度しか離れて存在

Radiation-Induced

Transition

Temperature

しておらず飽和状態にあることが原因であると考えShift for Reactor Vessel Materials, E706

られる．なお，Niを含む合金試料についても，より高(IIF),” Annual Book of ASTM Standards,

い照射量ではクラスタの存在が飽和し，数密度は一定

Vol.12.02, American Society for Testing andになると推察され，図9に示した数密度の照射量に伴Materials, West Conshohocken, PA.

う変化でもその傾向が認められる．

Kirk,(7) M.E.

“ScheduleandStatus:PTS

Rulemaking, RG.1.99 Revision, Appendix G

5. まとめResearch

Activities,”

ASTM

E10.02

Committee Meeting, Anaheim, CA, USA, January
溶質原子のうち Ni について，原子炉容器の照射脆2007.

化への影響を検討した．原子炉容器鋼のモデル合金で(8) 曽根田直樹, 土肥謙次, 野本明義, 西田憲二,

ある Fe-Mn-Ni 合金および Fe-Mn 合金に対して，Fe イ

石野栞, “軽水炉圧力容器鋼材の照射脆化予測

オン照射試験を実施し，低照射量での照射ミクロ組織法の式化に関する研究 －照射脆化予測法の開変化への Ni 影響を検討した．

発－,” 電力中央研究所報告 Q06019 (2007).

その結果，Mn および Mn と Ni が集積した溶質原子(9) （社）日本電気協会, 「原子炉構造材の監視試験

クラスタの形成が低照射量から硬化を生じる主要な方法 JEAC4201-2007」, 電気技術規程，原子力編，因子であることが確認された．さらに，Fe-Mn 合金試

2007.

料でも Fe-Mn-Ni 合金試料でも溶質原子クラスタの体(10) C. English, J. Hyde, “Recent progress in

積率の平方根と硬さの増加量の関係はよく一致して

the understanding of RPV embrittlement,”

おり，Mn クラスタも Mn-Ni クラスタも同等の硬化係

Proc. Int. Symp. on Research for Aging

数であることが明らかになった．ただし，Fe-Mn-Ni 合Management of Light Water Reactors, INSS,

金試料では高照射量で硬化量が大きくなる傾向が認

p.307 (2008).

められ，Ni 添加による転位ループ形成の促進の影響(11) M.

Hasegawa,

Y.

Nagai,

T.

Toyama,Y.

が示唆された．今後より詳細な TEM 観察による定量的

Nishiyama, M. Suzuki, A. Almazouzi, E. van

な検討が必要である．

Walle,

R.

Gerard,“EvolutionofIrradiation-Induced Cu Precipitation and

文献

Defects in Surveillance Test Specimens of
Pressure Vessel Steels of Nuclear Power(1) J.R. Hawthorne, “Demonstration of improved

Reactors:

Positron

Annihilation

and3

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-3

129

Dimensional Atom Probe Study,” Proc. Int.

induced precipitation: A thermodynamical

Symp. on Research for Aging Management ofapproach,” J. Nucl. Mater., 83, p.186

Light Water Reactors, INSS, p.327 (2008).
(12) N. Soneda, K. Dohi, A. Nomoto, K. Nishida,(1979).
(23) K. Yabuuchi, M. Saito, R. Kasada, A. Kimura,

S. Ishino, “Microstructural analysis of RPV“Neutronmaterials and development of mechanism-microstructure

guided embrittlement correlation method,”alloys”, J. Nucl. Mater., 414, p.498 (2011).

Proc. Int. Symp. on Research for Aging(24) C. Domain, C.S. Becquart, “Solute- <111>

Management of Light Water Reactors, INSS,

interstitial loop interaction in α-Fe: A

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DFT study,” J. Nucl. Mater., 499, p.582(13) K. Fukuya, K. Fujii, “A study of radiation
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Proc. Int. Symp. on Research for Aging
Management of Light Water Reactors, INSS,
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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,“Revisionofthemicrostructure model of the embrittlement
trend curve for Japanese RPV surveillancedata,”FONTEVRAUD

9,

September

2018,

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J.P.

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SRIM2006(Stopping and Range of Ion in Materials).
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(19) 藤井克彦, 福谷耕司, “原子炉容器鋼中の溶質
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(20) H. Yamauchi, D. de Fontaine, Phase Stability
During Irradiation,” J.R. Holland, L.K.
Mansur, D.I. Potter, Eds., The MetallurgicalSociety of AIME, 1981, p.73.
(21) S.I. Maydet, K.C. Russell, “Precipitatestability under irradiation: Point defecteffects,” J. Nucl. Mater., 64, p.101 (1977).
(22) J.L. Bocquet, G. Martin, “Irradiation-(2018).

irradiation
changeshardening
in

Fe-Mn

and
binaryINSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-4130直接接触高調波法による応力腐食割れの可視化
Higherharmonicimagingofstresscorrosioncrackingusingadirectcontacttechnique
石田仁志（HitoshiIshida）＊1

川嶋

紘一郎（KoichiroKawashima）＊2

要約
原子力発電所の供用期間中検査の超音波探傷試験は，パルス反射法により行われる．
検出すべき欠陥の割れ面が接触または密着していると，超音波は割れ面を通過し，割れ先端から散乱波が生じない．その結果，先端位置の同定困難あるいは誤認が生じ，正確な寸法測定が困難となる．これまでに著者らは，入射振幅の増大に伴う欠陥面の接触状態の変化によって生じる高調波を用いて，水浸法により人工閉口欠陥の可視化を行い，従来のパルス反射法では困難な閉口
き裂面の可視化が可能であることを明らかにした．高調波法を実機の配管などへ適用するためには，配管などの表面に探触子を直接接触させる測定が不可欠である．本報告では，超音波の散乱減衰が著しい Ni 基合金溶接部に人工的に発生させた応力腐食割れに対し，高調波直接接触式斜角探傷法を適用し，その画像化が可能なことを示した．
キーワード

超音波探傷試験，非線形超音波，高調波，Ni 基合金溶接部，応力腐食割れ

Abstract
Ultrasonictestingasanin-serviceinspectiononnuclearpowerplantcomponents
isusuallyperformedbyapulseechotechnique.Ifcrackfacestobedetectedareclosedandin
contact,theultrasonicwavespassthroughthecrackfaces,thereforenowavesisscatteredonthecracktip.Then,thecracktiplocationisnotidentified,thusaccuratemeasurementofthe
cracksizeisimpossible.Sofar,wehavevisualizedartificialclosedcracksofsub-microngapbyusinghigherharmonicswithwaterimmersionmethod.Theharmonicwaveamplitudereflected
fromthesemi-closedcrackincreaseswiththeincidentwaveamplitude.Inordertoapplythe
methodusinghigherharmonictechniquetoultrasonictestingforthepipingofactualplants,theprobemustbedirectlyplacedonthesurfaceofthepipe.Wetriedtomeasureartificialstress
corrosion cracking within Ni-based alloy weldments, which show the strong scattering and
higherattenuationofultrasonicwaves,Inthispaper,weshowhigherharmonicimagesuchSCC
cracksbyusingthedirectcontactangletransducer.
Keywords

ultrasonictesting,non-linearultrasonic,highharmonicwaves,Ni-basedalloyweldment,
stresscorrosioncracking

1. ま
 えがき

伝搬する超音波の材料組織による散乱減衰が著しい
ため，この組織散乱波が割れ先端からの散乱波の識

原子力発電所の原子炉冷却材圧力バウンダリを構

別を困難にする．特に割れの先端からの散乱波を正成する原子炉容器や１次冷却材管などの溶接部は，

しく識別，特定するためには，相応の装置，手法と供用期間中検査の体積試験として，超音波探傷試

試験員の高度な知見と技量が求められる．

（1）．応力腐食割れ（Stress Corrosion

供用期間中検査の超音波探傷試験は，入射した

Cracking,SCC）などの欠陥が検出された場合には，パルス状の超音波の音響的不連続部分における反その設備の健全性を評価するために欠陥の寸法が測射，散乱によって，割れを検出，測定するパルス反定される．欠陥の深さは，割れの開口部からの反射（2）により行われる．割れ面が接触または密射法（1）波と先端からの散乱波のそれぞれの位置座標から着していると，超音波の一部は割れ面を通過し，先算出される．ステンレス鋼や Ni 基合金溶接部では，端からの散乱波振幅が低下し，捉えるべき信号を得験が行われる＊ 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

技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-4

ることができない．その結果，先端位置の検出が困131

A難となり，誤認が生じ，正確な寸法測定が困難となる．原子力発電所の原子炉容器の管台異材継手部の

65

75

B

75

150

B

Ni 基合金溶接部で検出された SCC はこのような閉75

口き裂であったと著者らは推定する（3）．

SCC-A

SCC-B

SCC-C

このような問題に対処するため，非線形超音波法
による閉口き裂の可視化が試みられてきた．高調波

A

40

（5）
，鋳造
法により，Ni 基合金溶接部の粒界 SCC（4）ステンレス鋼内の疲労き裂（5）が可視化された．従来のパルス反射法では困難な，閉口き裂面を可視化290できるという点が，高調波法の優位な点である．

（1）形状寸法図

著者らは，接合する面に加工した深さが 10 µmから 0 µm まで直線状に減少する凹みを加工し，拡散接合（6）により模擬閉口き裂とした試験片を製作
し，
水浸高調波法により模擬き裂部を可視化した（7）．
励起電圧の増大に伴い模擬き裂部からの反射
（散乱）

30°

波の面積が増大するという結果から，模擬き裂面の

30°

A-A断面

部分的開閉口により高調波が発生していることを示した．
接触する割れ面の測定に有効な高調波法を実機に適用するためには，検査対象構造物を水に浸すことが容易ではないことから，探触子を被検体に直接接B-B断面（2）再溶接部詳細

触させる探傷法が不可欠である．そこで，本研究では，直接接触高調波法により Ni 基合金溶接部のSCC の可視化を試みた．

2. 試
 験片
図１に，測定した Ni 基合金溶接部に SCC を付与

図１

インコネル溶接部SCC 試験体

3. 測
 定
3.1 測
 定装置

した試験体を示す．ステンレス鋼（SUS316）製の

図２に，高調波測定システムの概要を示す．所

平板の長手方向に，インコネル 600 溶接部があり，定の入射角を持つ探触子を試験体表面上に配置し，これと直交方向に割れ面を持つ SCC が付与されてスキャナにより走査する．トーンバースト超音波送いる．

受信装置（RITEC 製 RPR-4000）により，連続するSCC を付与する領域は，図１に示すような形状

複数の波数を持つバースト波を送信し，SCC からに加工後，割れ感受性の高いインコネル溶接材によの反射波または散乱波を受信する．受信波からハイり再溶接されている．割れの付与位置に加工した放電加工ノッチを起点として，試験体長手方向に引張応力を負荷し，テトラチオン酸水溶液に局部的に浸漬させ，目標値として表面からの深さ 20 mm，
表面開口部長さ 13mm の SCC を進展させた．

測定条件設定スキャナ制御測定データ採取・記録
画像化
スキャナ

コンピュータなお，この試験体は，過年度において Ni 基合金
異材接手溶接部の SCC を割れの開口面側から探傷する技術を検討するために製作したものであることから，通常の配管や管台の開先形状に対する欠陥発
生想定位置が内外面に対して逆である．

走査ハイパスフィルタ
探触子
トーンバースト
超音波送受信装置

試験体

図２

高調波測定システム

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-4

132

パスフィルタ（High Pass Filter；以下，HPF）により抽出された高調波は，デジタルデータに変換

3.2 測
 定条件

され，スキャナの位置情報とともに，コンピュー

トーンバースト超音波送受信装置による探触子

タに取り込まれ，Insight 製データ採取・記録ソフ

への入力は，周波数 1.3,2.0,3.5,あるいは 6.0MHz，ト InsightScan により記録される．記録された測定

波数３サイクル，電圧 860 Vp-p の正弦波とした．受

データを用いて，Insight 製 InsightAnalysis または信信号から３次高調波を抽出するために４種類のZetec 製 UltraVision により SCC を画像化した．

入力周波数に対してそれぞれ HPF の遮断周波数を，

図３に，直接接触斜角法の測定に使用した探触子

3,4,8,あるいは 15MHz に設定した．

を示す．探触子には，周波数 5 MHz，水中焦点距

深さ方向の位置座標は，校正用横穴試験体の深さ

離 300 mm の集束型垂直探触子を使用した．この探20 mm から 4 mm 間隔で 36 mm まで加工された横触子に液体の遅延材（グリセリン）を充填させた筒穴を持つ校正用試験体を用いて校正した．

と試験体表面に配置するくさびを組み合わせた．これにより，遅延材内部で生じる縦波と横波のモード
変換による損失と遅延材内部の多重反射波と受信波

3.3 測 定方法と画像化との重畳を避けることができる．SCC 割れ面に相

図４に，SCC 試験体と測定画像の例を示し，測定当する表面からの深さ 20 〜 40 mm の範囲を測定す

方法と画像化の範囲を説明する．試験体の SCC 付るために，超音波の集束深さ位置を 30 mm とした．

与面と反対面に探触子を配置し，超音波を SCC に

くさびの形状は，屈折角が45度となる入射角をもつ．

入射し，探触子を配置した面の SCC-A 側の端の中心を原点 0 として，溶接線の方向（x）と直交する方向（y）に探触子をスキャナにより走査し，探触

集束型探触子

子走査面から試験体底面を含む範囲（z）の受信信号を記録した．測定した範囲は，x = 30~310 mm，y=-25~25mm，z=0~45mm である．
測定画像は，
水平面（C スコープ），
断面（B スコープ），端面（D スコープ）の３種類に描画した．こ

遅延材の筒のなかから，３方向において黄矢印で示した範囲のデータだけを画像化する．これにより，対象とする
SCC 周辺のみを描画し，表面近傍に現れる遅延材
内部反射波や突合せ溶接部散乱波の除去が可能である．ここでは，SCC-B 周辺を選定した例であり，Dスコープは SCC-B 近傍を画像化したものである．
くさび

図３

探触子，遅延材およびくさび

C スコープ上のひし形，B スコープ上の半円形，
D スコープ上の三角形は，図１に示した SCC 付与
加工部再溶接部の形状を示している．B スコープ上の深さ z ＝ 40 mm 位置の水平方向の青線は試験体
底面を，x ＝ 290 mm 位置の垂直方向の青線は試験体端面をそれぞれ表し，これらが交差する位置に，試験体の底面角部からの反射波が表れている．
SCC のない位置における受信信号におけるノイズレベルを，振幅を表す縦軸の 5% になるよう信号強度を調整し，各スコープを描画した．
図中の赤い矢印の位置に，SCC からのものと推定される反射波または散乱波が表示される．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-4

133

y (mm)
25
水平面（Cスコープ）

0
-25
30

50

100

150

200

250

A

(0, 50, 0)

300
x (mm)(290, 50, 0)

測定範囲

A-A断面
(150, 50, 0)(150, 50, 40)

再溶接部の境界端面
y (mm) （ Dスコープ）
25

再溶接部の境界

B

B

y
x

y
0

(0, 0, 0)(290, 0, 0)(150, 0, 0)

z
-25

探触子

SCC

SCC
SCC-B

SCC-A

SCC-C

A

(0, -50, 0)

再溶接部の境界2040
z (mm)(150, -50, 0) (150, -50, 40)(290, 0, 0)(0, 0, 0)B-B断面(290, -50, 0)

0

SCC

x
z

入力波

(0, 0, 40)(290, 0, 40)
z (mm)
0
断面（Bスコープ）

20
40
30

50

100

150

200

図４

250

300
x (mm)

試験体の画像化範囲

4. 測
 定結果および考察の散乱波の位置は，いずれの条件でもほぼ一致し

4.1 画
 像化結果される．

図５〜８に，SCC 試験体の測定結果を，異なる４種類の入力周波数での HPF の有無を比較して示す．HPF を使用した場合が，高調波による測定画
像，HPF を使用しない場合は，入力周波数による測定画像である（以下，基本波による画像という）．
B, C および D スコープは，黄矢印で示した範囲のデータのみで描画したものであり，D スコープには
SCC-B 近傍の画像を示した．
B および C スコープにおいて，いずれの入力周波数でも基本波，高調波にかかわらず，３個の SCC
付与位置で（再溶接部の中心）に SCC からのものと推定される散乱波が識別された．
D スコープにおいては，再溶接部を表す三角形の内側の領域に，複数の散乱波が観察された．これらており，散乱源となるものが存在することが推定

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-4

134

y (mm)
20
10
0
-10
-20
z (mm)
0Cスコープ

0

10 20 30 40
Dスコープ z (mm)010 20 30 40
Dスコープ z (mm)010 20 30 40
Dスコープ z (mm)010 20 30 40
Dスコープ z (mm)

10
20
30
40
30

50

100

150

200

250

Bスコープ

300 310x (mm)（1）基本波（HPF なし）
y (mm)
20
10
0
-10
-20
z (mm)
0

Cスコープ

10
20
30
40
30

50

100

150

200

250

Bスコープ

300 310x (mm)（2）高調波（3 MHzHPF）
図５

SCC 試験体の測定結果（1.3 MHz 入力）

y (mm)
20
10
0
-10
-20
z (mm)
0

Cスコープ

10
20
30
40
30

50

100

150

200

250

Bスコープ

300 310x (mm)（1）基本波（HPF なし）
y (mm)
20
10
0
-10
-20
z (mm)
0

Cスコープ

10
20
30
40
30

50

100

150

200

250

Bスコープ

（2）高調波（4 MHzHPF）
図６

SCC 試験体の測定結果（2.0 MHz 入力）

300 310x (mm)

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-4

135

y (mm)
20
10
0
-10
-20
z (mm)
0Cスコープ

0

10 20 30 40
Dスコープ z (mm)

10
20
30
40
30

50

100

150

200

250

300 310x (mm)

Bスコープ（1）基本波（HPF なし）
y (mm)
20
10
0
-10
-20
z (mm)
0Cスコープ

0

10 20 30 40
Dスコープ z (mm)

10
20
30
40
30

50

100

150

200

250

Bスコープ

300 310x (mm)（2）高調波（8 MHzHPF）
図７

SCC 試験体の測定結果（3.5 MHz 入力）

y (mm)
20
10
0
-10
-20
z (mm)
0Cスコープ

0

10 20 30 40
Dスコープ z (mm)010 20 30 40
Dスコープ z (mm)

10
20
30
40
30

50

100

150

200

250

Bスコープ

300 310x (mm)（1）基本波（HPF なし）
y (mm)
20
10
0
-10
-20
z (mm)
0

Cスコープ

10
20
30
40
30

50

100

150

200

250

Bスコープ

（2）高調波（15 MHzHPF）
図８

SCC 試験体の測定結果（6.0 MHz 入力）

300 310x (mm)

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-4

136

4.2 画
 像の分析

本波いずれの場合も，受信波の波数が多いために散（1）入力周波数の影響大きくなり，位置の特定，識別に影響することが懸

乱波の範囲も大きくなり，散乱波源位置が見かけ上

入力周波数が 1.3 および 2.0MHz である図５，
６に

念される．

ついて，基本波と高調波を比べると，B スコープに

3.5 MHz の場合は，１サイクル入力においても，

おいて，基本波画像の方が SN 比が大きく，SCC か

高調波の方が識別性が良く，反射源位置の特定，識らの散乱波の識別が容易である．入力周波数が 3.5

別性も十分である．著者らが見出した１サイクル

および 6.0 MHz である図７，８では，高調波画像の入力による高調波測定の可能性

方が，SN 比が大きく，SCC からの散乱波を識別しても有効であることを示している．SCC の割れのやすい．1.3 および 2.0 MHz は，Ni 基合金溶接部の接触状況によっては，さらに割れ面を可視化できる

ような減衰の大きい材料に対してパルス反射法で多可能性も考えられる．今後のさらなる検討が必要で用される周波数域に相当し，高調波でなくても SCC

ある．

（8）

が，SCC に対しからの散乱波をとらえることができたものと考えられる．しかし，減衰の大きい材料には必ずしも適切（3）パルス反射法との比較
従来のパルス反射法によって SCC 試験体の測定ではない周波数 3.5 および 6.0 MHz では，B スコー
プにおいて，高調波画像の方が SN 比は高く，散乱を行った．
高調波測定と同じ探触子と探傷器とする Zetec 製

波の識別が容易である．
入力周波数 1.3 および 2.0 MHz の 3 次高調波 4 お

フェーズドアレイ装置 Dynaray を使用し，１振動

よび 6 MHz は，探触子の公称周波数 5 MHz 帯域に子探触子で探傷する設定により測定を行った．受信含まれるにもかかわらず，3.5 および 6.0 MHz（3 次信号に対して，遮断周波数域 2~10MHz のバンドパ

高調波 10.5 および 18 MHz）の方が，高調波によるスフィルタを使用した．

SCC の識別が容易である．入力周波数と高調波周

図 11 にパルス反射法による測定結果を示す．い波数および探触子の公称周波数の最適な組み合わせ

ずれの SCC 付与位置にも SCC からと推定される散について，さらに検討が必要である．

乱波は検出されなかった．
前述のように，高調波だけでなく基本波の画像に（2）入力波数の影響おいても，SCC からと推定される散乱波が識別さ

図９，10 に，入力周波数 1.3 および 3.5 MHz の場

入力波形はバースト波であるのに対して，超音波

合の，入力波数による変化を示す．
前述したように，1.3 MHz 入力の場合，高調波よパルス法で用いた探傷器ではスパイク状であること

り基本波の SCC 識別性が良いことは波数に依存しから，入力エネルギーの差により結果が異なったとない．しかし，５サイクル入力の場合，高調波，基考えられる．
すなわち，
入力エネルギーの大きいバー

1サイクル入力

z (mm)
03サイクル入力

5サイクル入力

1サイクル入力

z (mm)
010

基本波

れた．高調波および基本波の測定で用いた探傷器の3サイクル入力

5サイクル入力

10

20

基本波

30

20

30

40

40

z (mm)0z (mm)
0

10

10

20

20

高調波

高調波
30

30

40

40

120

図９

140

160 120x (mm)

140

160 120x (mm)

140

160
x (mm)

入力波数による変化（入力周波数1.3 MHz）

120

図 10

140

160 120x (mm)

140

160 120x (mm)

140

160
x (mm)

入力波数による変化（入力周波数3.5 MHz）

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-4137

y (mm)y (mm)

20

20

10

10

0

0

-10

-10

-20

-20
30

50

100

150

200

250

300
x (mm)

30

50

100

150

200

250

300
x (mm)

0

10 20 30 40
z (mm)z (mm)
0
10
20
30
40

図 11 パルス反射法による測定結果

スト波では，散乱波の強度が大きくなり，識別が容易になったと考えられる．
パルス反射法においては，
１振動子探触子より欠陥検出性に優れたフェーズド
アレイ技術を用いた探傷法があり，今後これらとの比較検討が必要である．

5. あ
 とがき

による測定との比較検討

参
 考文献
（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，（2013）．
（2）
 日本工業規格 非破壊試験用語，JIS Z 2300,（2020）．

高調波超音波法を実機配管等への適用するために（3）
 関西電力，大飯発電所３号機の定期検査状況

不可欠な直接接触式斜角探傷法により，Ni 基合金について（原子炉容器 A ループ出口管台溶

溶接部の SCC を測定し，その画像化を試み，次の接部の傷の原因と対策），プレスリリース，

ことが分かった．

http://www.kepco.co.jp/pressre/2008/0926-（1）直接接触斜角法による高調波測定によって，

3j.html,（2008）．

SCC の画像化が可能である．
（2）バースト波の高調波による測定では，今回の入力条件の中では 3.5 および 6.0 MHz という高い入力周波数条件において，高い SN 比で
SCC が識別できる．
（3）１ 振動子探触子を用いた測定では，SCC の識別性において，バースト波による測定はパルス反射法より優れている．

（4）
 川嶋紘一郎，今西龍介，“Ni 基合金溶接部粒界応力腐蝕割れの高調波画像化 ”，非破壊検査，60（12），pp.713-719,（2011）．
（5） 石田仁志，川嶋紘一郎，“ 高調波超音波法のNi 基合金溶接部およびステンレス鋳鋼材への適用性の検討 ”，第 19 回動力・エネルギー技
術シンポジウム講演論文集，pp.25-28,（2014）．
（6） 高田一，硎信光，“ 拡散接合超音波探傷試験

このように，Ni 基合金溶接部の SCC に対する直片の接合面品質 ”，日本非破壊検査協会平成

接接触斜角法による高調波測定の可能性を確認する

23 年度秋季講演大会講演概要集，pp.91-92,

ことができた．

（2011）．

さらに，実機への適用性を確かなものとするため（7） 石田仁志，川嶋紘一郎，“ 変動間隙幅を持つに，次の検討が必要である．

模擬閉口き裂の高調波画像化 ”，非破壊検査，（1）入力周波数，高調波周波数および探触子公称

66（12），pp.595-600,（2017）．

周波数の最適な組み合わせ．

（8）
 川 嶋 紘 一 郎， 石 田 仁 志，“ 受 信 波 形 の ゆ が（2）高調波に期待される割れ面の可視化．

みの特徴量を用いる非線形超音波法の提案

（3）フェーズドアレイ技術を用いたパルス反射法（第１報：模擬閉口き裂面からの散乱波波形

138

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-4のゆがみの観察）”，日本非破壊検査協会，
第 23 回超音波による非破壊評価シンポジウム
講演概要集，pp.159-162,（2016）．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-5

139

ステンレス鋼溶接金属の酸素
ステンレス鋼溶接金属の酸素
ステンレス鋼溶接金属の酸素の酸素を含むの酸素を含むの酸素を含むを含む高温水中を含む高温水中を含む高温水中
高温水中の
高温水中の
高温水中の
の SCCのの進展挙動
SCC
SCC進展挙動
進展挙動
ステンレス鋼溶接金属
ステンレス鋼溶接金属
ステンレス鋼溶接金属
の酸素
の酸素
の酸素
を含む
を含む
を含む
高温水中
高温水中
高温水中
-熱時効，
--熱時効，
熱時効，
，温度，
，
，
，
温度，
温度，
水質の
，
，
の
水質の
水質の
影響の
の
-影響影響熱時効
熱時効
熱時効
温度
温度
温度
水質
水質
水質
影響
影響
影響-SCC Growth
SCC
SCCBehavior
GrowthGrowthBehavior
Behaviorof Stainless
ofofStainless
Stainless
Steel Weld
Steel
Steel
Metals
Weld
Weld
inMetals
Metals
OxygenatedininOxygenated
Oxygenated
High-Temperature
High-Temperature
High-Temperature
Water Water
Water-Influence-Influence-Influenceof Thermal
ofofThermal
Aging,
ThermalTemperature
Aging,
Aging,Temperature
Temperatureand WaterandandChemistryWater
WaterChemistryChemistry山田

*1
*1
*1
*1*1
卓陽（Takuyo
山田
山田 卓陽（Takuyo
卓陽（Takuyo
Yamada）Yamada）
Yamada）
大厩 *1
徹（Toru大厩
大厩 徹（Toru
Oumaya）
徹（ToruOumaya）
Oumaya）

國谷

*1
*1
*1*1
耕平（Kohei
國谷
國谷 耕平（Kohei
耕平（Kohei
Kokutani）
Kokutani）
Kokutani），有岡 *1孝司（Koji，有岡，有岡 孝司（Koji
孝司（Koji
Arioka）*1Arioka）
Arioka）

要約 加圧水型原子炉（PWR）の要約
要約 加圧水型原子炉（PWR）の加圧水型原子炉（PWR）の
1 次冷却材環境下では，通常，水素脱気により腐食電位が十分
1 1次冷却材環境下では，通常，水素脱気により腐食電位が十分
次冷却材環境下では，通常，水素脱気により腐食電位が十分に下げられた環境となっているが，限定的ではあるものの腐食電位が高くなる可能性がある部位に下げられた環境となっているが，限定的ではあるものの腐食電位が高くなる可能性がある部位に下げられた環境となっているが，限定的ではあるものの腐食電位が高くなる可能性がある部位が存在する．
が存在する．
が存在する．
この PWR の
この
この
1 次冷却材で高腐食電位を想定した
PWR
PWRのの1 1次冷却材で高腐食電位を想定した次冷却材で高腐食電位を想定した
SCC 挙動評価をする場合，
SCC
SCC挙動評価をする場合，挙動評価をする場合，
水質（ホ 水質水質（ホ（ホ
ウ素とリチウムを含む）の影響も考慮に入れる必要がある．また，高温に長期間曝される場合にウ素とリチウムを含む）の影響も考慮に入れる必要がある．また，高温に長期間曝される場合にウ素とリチウムを含む）の影響も考慮に入れる必要がある．また，高温に長期間曝される場合には，熱時効の影響評価も必要と考えられる．そこで本報告では，PWR
は，熱時効の影響評価も必要と考えられる．そこで本報告では，PWR
は，熱時効の影響評価も必要と考えられる．そこで本報告では，PWRの１次冷却材環境下におけの１次冷却材環境下におけの１次冷却材環境下におけるステンレス鋼溶接金属のるステンレス鋼溶接金属のるステンレス鋼溶接金属のSCC 進展挙動を，熱時効の影響に着目し，第１隔離弁の外側の安全注
SCC
SCC進展挙動を，熱時効の影響に着目し，第１隔離弁の外側の安全注進展挙動を，熱時効の影響に着目し，第１隔離弁の外側の安全注
入系の水質を代表例として
入系の水質を代表例として
入系の水質を代表例として2900 ppm B2900
を含む水質条件での2900ppm
ppmBBを含む水質条件でのを含む水質条件でのSCC 挙動を調べた．
SCC
SCC挙動を調べた．
挙動を調べた．
その結果，316L
その結果，316L
その結果，316Lと 308L 溶接金属のとと308L
308L溶接金属のSCC
溶接金属の進展速度に及ぼす
SCC
SCC進展速度に及ぼす進展速度に及ぼす
400℃10kh 400℃10khまでの熱時効は，あまり
400℃10khまでの熱時効は，あまりまでの熱時効は，あまり影響しないが，400℃で影響しないが，400℃で影響しないが，400℃で20kh の熱時効した
20kh
20khの熱時効したの熱時効した316L 溶接金属は，未時効材に比べて316L
316L溶接金属は，未時効材に比べて溶接金属は，未時効材に比べてSCC 進展速度が
SCC
SCC進展速度が進展速度が増加する傾向があり，長時間熱時効の影響が示唆された．また，316L
増加する傾向があり，長時間熱時効の影響が示唆された．また，316L
増加する傾向があり，長時間熱時効の影響が示唆された．また，316Lと 308L 溶接金属のとと308L
308L溶接金属の
SCC
溶接金属の
進
SCC
SCC進進
展速度は低温ほど減少し，250～320℃の温度依存性はアレニウス型を示した．
展速度は低温ほど減少し，250～320℃の温度依存性はアレニウス型を示した．
展速度は低温ほど減少し，250～320℃の温度依存性はアレニウス型を示した．
キーワード キーワード
ステンレス鋼溶接金属，高温水中応力腐食割れ（SCC）
キーワード ステンレス鋼溶接金属，高温水中応力腐食割れ（SCC）
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水型原子炉 水型原子炉
水型原子炉

Abstract Abstract
Abstract
Pressurized Pressurizedwater
Pressurized
reactor
water
water
(PWR)
reactorreactorprimary
(PWR)
(PWR)
water
primary
primary
is normallywater
wateriscontrolled
isnormallynormallyatcontrolledcontrolled
a low corrosion
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corrosion
potential by potential
hydrogenpotentialby
injection
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injection
injection
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stresscorrosion
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cracking
cracking
behavior
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corrosion
corrosion
conditions
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conditions
PWR plants,
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water
PWRplants,
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water
water
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theBBandandLiLiconcentrations
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conditions,conditions,
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be considered.
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stainless ofsteel
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water
ppm
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2900
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ranging
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rangingfrom 250 tofrom
320℃.
from250
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320℃.
Keywords stainless
Keywords
Keywords
steelstainlessweld
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steel
steel
weld
weld
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corrosion(SCC)
cracking
cracking
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(SCC)
(SCC)
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high-temperaturewater， SCCwater，
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SCC
SCC
growth
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thermal aging，temperaturethermalaging，temperatureaging，temperaturedependence，dependence，
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pressurized waterpressurized
reactor water
waterreactor
reactor

1. はじめに1.1. はじめにはじめに(1)．その (1)(1)．．
そのそのが溶接金属部に達している事例が報告されているが溶接金属部に達している事例が報告されているが溶接金属部に達している事例が報告されている

後，ステンレス鋼溶接金属部のSCC進展挙動に関する研究
後，後，ステンレス鋼溶接金属部のSCC進展挙動に関する研究
ステンレス鋼溶接金属部のSCC進展挙動に関する研究
高 温 水 中高
で
高温
の
温水
ステ
水中中で
ン
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レス
のステ
ステ
鋼ン
溶
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金鋼
属
鋼溶
部
溶接
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接金金属属部部の（stressの（stress
では，BWRの通常水質(Normal
では，では，BWRの通常水質(Normal
BWRの通常水質(Normal
water chemistry，water
waterchemistry，
NWC)のよchemistry，
NWC)のよNWC)のよcorrosion cracking,corrosion
corrosion
SCC）事例として，沸騰水型原子炉
cracking,
cracking,SCC）事例として，沸騰水型原子炉
SCC）事例として，沸騰水型原子炉
うな酸素を含む288℃の高温純水中でのSCC進展速度デー
うな酸素を含む288℃の高温純水中でのSCC進展速度デー
うな酸素を含む288℃の高温純水中でのSCC進展速度デー
(2-9)
(2-9)
(2-9)
，また400℃5khの熱時効によりSCC，，
また400℃5khの熱時効によりSCC
また400℃5khの熱時効によりSCC（boiling water（boiling（boiling
reactor,
water
water
BWR）の再循環配管で，溶接部近傍
reactor,reactor,BWR）の再循環配管で，溶接部近傍BWR）の再循環配管で，溶接部近傍
タが取得，
タが取得，
報告され
タが取得，
報告され
報告され
(5-8)
(5-8)
．一方，(5-8)
加圧
．．
一方，
一方，
加圧
加圧
進展速度が増加することが指摘されている進展速度が増加することが指摘されている進展速度が増加することが指摘されているで強い加工を受けたステンレス鋼母材部で発生したSCC
で強い加工を受けたステンレス鋼母材部で発生したSCC
で強い加工を受けたステンレス鋼母材部で発生したSCC＊１（株）原子力安全システム研究所＊１（株）原子力安全システム研究所＊１（株）原子力安全システム研究所
技術システム研究所
技術システム研究所
技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-5140

水型原子炉（pressurized water reactor, PWR）の１次冷却材を考慮した水質での,この材料のSCC検討例は十分ではな

環境下では，通常，水素脱気により腐食電位が十分に下げい．また，同水質条件におけるステンレス鋼溶接金属のられた環境となっており，このような低腐食電位環境下にSCC進展に及ぼす温度の影響評価は，実際の使用温度を考

おいては，ステンレス鋼溶接金属およびステンレス鋳鋼は

慮すると，より低温側を含んだ温度依存性の評価が望まれ優れた耐SCC進展性を示し，またその耐SCC進展性はる．そこで本研究では，酸素を含む高腐食電位環境でBを

400℃40khの長時間熱時効後も維持されることを，著者ら高濃度含む水質条件で，ステンレス鋼溶接金属のSCC進展が既に報告している ．

に及ぼす熱時効と試験温度の影響を調べた結果を報告す(10)しかし，PWRの系統においても限定的ではあるもののる．

腐食電位が高くなる可能性がある部位が存在し，初期のPWRプラントではキャノピーシール溶接部での（Inter-

2. 実験方法

granular, IG）SCC事例 や，安全注入系第１隔離弁近傍で(11)のSCC事例(12)など，酸素が滞留したと考えられる配管など

2.1 供試材の閉塞部で，その高い腐食電位が影響したと思われるステンレス鋼のSCC事例が報告されている(11-14)．また，第１隔

ステンレス鋼溶接金属は，市販の 316L および 308L 組

離弁の外側を想定した場合では，大気開放系の水が満たさ成の溶接棒を用い，それぞれ SUS316 と SUS304 ステンレ

れており，PWRにおいても酸素を含む高腐食電位を想定

ス鋼に V 開先を施し，初層部をティグ（Tungsten inert gas,

する必要がある．第１隔離弁の外側は，主配管の温度に比TIG），中間部を被覆アーク溶接(shielded metal arc welding，

べて十分に低い温度が想定されるが，キャビティフローがSMAW)による多層盛りで製作した．一部，初層部から採発生した場合には，主配管の温度に近い高温に曝されるケ

取した試験片や，狭開先にて全層 TIG 溶接したものも使ースも考えられる．また安全注入系の水質では，１次冷却用した．表 1 に溶接棒の化学組成の代表例（カタログ値）

材に比べて高濃度のホウ素（B）を含み，その濃度はプラを示す．図 1 (a)に溶接完了時の外観を示す．図のように，ントや系統によって異なる．したがって，第１隔離弁の外溶接にあたっては溶接熱歪による変形を避けるため，母材側でのSCC挙動評価のためには，この水質と温度の影響にを拘束台に固定した状態で行った．溶接材のマクロ組織をついて考慮に入れる必要がある．

図 1 (b)に示す．SCC 進展領域近傍のミクロ組織の代表例

前報では，PWRでのステンレス鋼溶接金属部の酸素をを図 1 (c)と(d) に示す．図 1 (c) 316L 溶接金属，図 1 (d)含む高腐食電位条件のSCC進展挙動に及ぼす水質と温度

308L 溶接金属ともに，オーステナイト相地にデンドライの影響について，安全注入系の水質のB濃度を想定し，ト状のフェライト相が分布する組織を呈し，コンパクトテ

2900 ppm Bでリチウム（Li）の添加はない水質を選定し，ンション（compact tension，CT）試験片の亀裂進展方向が，比較的高温側（290と320℃）のSCC進展挙動を調べ，水質

溶接デンドライト方向とほぼ同一となるように採取した．

の影響によりSCC進展速度が増加する傾向や，290℃は中間層のフェライト含有量は，最大で 15％程度であった．

320℃に比べてSCC進展が抑制される傾向を報告した ．

熱時効温度は，温度加速を意図し 400℃とし，大気中電ステンレス鋼溶接金属は，BWRのNWC水質や標準的な気炉にて最長 20kh まで熱時効処理後，同様に CT 試験片(15)

PWR水質（500 ppm B +2 ppm Li）で酸素を含む環境では，を採取した．

熱時効によりSCC特性が変化する可能性が指摘されている(5-8,10)．しかし，酸素を含む高腐食電位環境下で高B濃度

表 1 ステンレス鋼溶接金属の化学組成（カタログ値）(wt.%)INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-5141

図 1 ステンレス鋼溶接金属の(a) 溶接時の外観，(b) 断面マクロと試験片採取位置，(c) (d)ミクロ組織
た．一部，破面開放前の試験片については，この 3 mm 断2.2 試験方法

面の SCC 深さも SCC 進展速度の評価に用いた．酸化皮膜
観察は，表面から SEM 観察により，その性状確認を実施

SCC 進展試験は，2900 ppm B を添加した水を基本水質した．

とし，酸素を（8 ppm DO）含む溶存酸素条件で実施した（以降 2900B(DO)水質と記す）．なお，Li の添加はない．

3. 実験結果

試験温度は 250～320℃とした．全ての荷重条件は一定荷重とし，応力拡大係数の目標値は K=30MPa・m1/2 とした．

3.1 SCC進展
進展速度
進展速度に及ぼす熱時効の影響速度に及ぼす熱時効の影響

試験時間は約 500h を目安として実施した．
SCC 進展試験終了後，図 2 に示した模式図のように，

図 3 に 320℃の SCC 進展試験後の破面観察結果を，鋼皮膜観察用に CT 底面を厚さ 1.6 mm，SCC 断面観察用に

種，熱時効時間毎に示した．図 3 上段 (a), (b), (c)は 316L

CT 側面を 3 mm 厚さで切断した．破面観察用の残部試験

溶 接 金 属 材で ，熱時 効 条件(a) 未 時 効 ， (b) 熱 時 効

片は大気中疲労試験機で開放し，デジタルマイクロスコー

400℃10kh，(c) 熱時効 400℃20kh で比較すると，(a) 未時

プおよび走査型電子顕微鏡（scanning electron microscopy，

効と(b) 400℃10kh までの熱時効で SCC 深さに大きな差はSEM）で観察し，破面形態と SCC 進展深さを評価した．

見られないが，(c) 400℃20kh では，試験時間 230h で破断

SCC 深さは，板厚方向に 5～10 点計測しその平均値としし，より深い SCC 進展が観察された．同様に図 3 下段(d),た．SCC 進展速度 CGR (mm/sec)は，SCC 進展深さ a (mm)(e)は 308L 溶接金属材で，(d) 未時効と(e) 400℃10kh の熱を試験時間 t (sec)で除して求めた．SCC 亀裂断面は，3 mm

時効で比較すると，むしろ熱時効材で浅い傾向であった．

厚さでの断面をバフ（コロイダルシリカ仕上げ）研磨後，SCC 破面形態の代表例を図 4 に示した．図にように破SEM 観察や電子線後方散乱回折（electron back scattering

面形態はデンドライト境界型（inter-dendritic, ID）SCC 破

diffraction， EBSD）測定により， SCC 進展経路を評価し面を呈していた．この破面形態は，316L 未時効材，および両鋼種の熱時効材でも同様であり，鋼種差、熱時効依存

破面観察

性は観察されなかった．
SCC 進展速度を定量的に比較するために，SCC 深さか

SCC 断面観察ら求めた SCC 進展速度を図 5 に示した．比較のため，既報告の 320℃で酸素を含む PWR 標準（500 ppm B +2 ppm
Li+8 ppm DO）水質（以降，標準(DO)水質と記す．
）での結酸化皮膜観察果(10)と Kim らの BWR の NWC での結果(7)を併せて示した．また，水素を含む PWR（500 ppm B +2 ppm Li+30 cc

図 2 CT 試験片の分析用切断模式図（以降，PWR 標準水質と記す．
）の結果(10)も参考に示DH）

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-5

142

した．図から 316L 溶接金属の 2900B(DO)水質中での SCC

溶接金属材で，試験温度(a) 320℃，(b) 290℃，(c) 250℃で進展速度は，400℃10kh までの熱時効では，あまり影響が比較すると，試験温度が低下するにつれて SCC 深さが浅ないが，400℃20kh の熱時効材では SCC 進展が増加する

くなる傾向が確認された．同様に図 6 下段(d), (e)は 308L

傾向が認められた．308L 溶接金属の 2900B(DO)水質中で溶接金属材で，試験温度(d) 320℃では SCC 進展が観察さの SCC 進展速度は，400℃10kh の熱時効で未時効に比べれるが，試験温度(e) 290℃では全く SCC 進展が観察されてむしろ SCC 進展が減少する傾向であり，フェライト含なかった．

有量や鋼種の影響など熱時効以外の影響が示唆された．比この SCC 深さから SCC 進展速度を求め，試験温度の逆

較のため示した標準(DO)水質での 316L/308L 溶接金属で数に対してプロットした結果を図 7 に示す．既報告の標準は，両者ともに 400℃10kh までの熱時効は，SCC 進展速(DO)水質の結果(10)と Kim らの BWR の NWC での結果(7)度にあまり影響しない結果であった．Kim らの BWR のを，水質の影響比較のため併せて示した．2900B(DO)水質

NWC の SCC 進展速度では，400℃で 5kh の熱時効で SCC

中の 316L ステンレス鋼溶接金属の SCC 進展速度は，温進展が増加するとの見解が報告されているが，図に示した度の低下に伴い減少し，250～320℃の温度範囲でアレニように増加量は数倍程度であった(7)． 図中緑で示した水

ウス型の温度依存性を示した．308L 溶接金属でも，320℃

素を含む PWR 標準水質の結果では，316L/308L 溶接金属

よりも 290℃で SCC 進展が減少するが，290℃では全くは，未時効および 400℃10kh 熱時効材の両者で SCC 進展

SCC が観察されず，
温度依存性への鋼種差が示唆された．

が観察されず，400℃10kh までの熱時効は，低腐食電位の290℃の 2900B(DO)水質の SCC 進展速度は，288℃のPWR 水質においても SCC 進展に影響しないことを報告
済である(10)．一連の結果から 400℃10kh までの熱時効による SCC 進展への影響は，環境条件にかかわらず限定的と考えられた。

3.2

BWR NWC の SCC 進展速度と比べると，2.5～4.6 倍速い
結果となった．両者の試験条件を比較すると，試験温度は290℃と 288℃，応力拡大係数も約 K = 30 MPa・m1/2 とほ
ぼ同じであった．酸素含有量は 8 ppm と 300 ppb と異なる

SCC進展速度の温度依存性
進展速度の温度依存性

図 6 に未時効材の SCC 進展試験後の破面観察結果を，が，腐食電位としては大差ない．一方で，前者の B 濃度は2900 ppm B で，後者は純水で B は無添加なので，この水質条件のみが両者で大きく異なる．以上から，両者の SCC
進展速度の差は，この水質条件によることが示唆される．

鋼種，試験温度毎に示した．図 6 上段 (a), (b), (c) は 316L

図 3 ステンレス鋼溶接金属の SCC 進展試験後の破面 その１（320℃試験による熱時効の影響比較）

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-5

図 4 SCC 進展破面の代表例（左の写真は，図 3(d)黄色枠に対応）

図 5 SCC 進展速度の熱時効時間依存性

図 6 ステンレス鋼溶接金属の SCC 進展試験後の破面 その２（未時効材による試験温度の影響の比較）

143

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-5

144

図7

SCC 進展速度の試験温度依存性

4. 考察

ではないものの，一部に散見された．標準(DO)水質中での熱時効材のSCC進展経路の観察結果では，400℃30khの長4.1 SCC進展に及ぼす熱時効進展に及ぼす熱時効と温度進展に及ぼす熱時効と温度の影響と温度の影響時間熱時効したステンレス鋳鋼で，明瞭なフェライト相の粒内割れと熱時効硬化を確認している(10)．ステンレス鋼溶

図5に示したように，ステンレス鋼溶接金属のSCC進展

接金属のフェライト相も熱時効硬化し，2900B(DO)水質中

速度は，400℃10khまでの熱時効材では，明確な促進はなにおいても，熱時効硬化に伴い徐々にフェライト相がSCC

かった．また，図7に示したように，ステンレス鋼溶接金

亀裂を生じるようになるものと考えられる．ただし，熱時属のSCC進展速度は，試験温度の低下に伴い減少し，アレ

効（400℃10kh）材ではSCC進展速度が未時効材に比べてニウス型の温度依存性を示した．ここでは亀裂進展経路の増加していないことから，この熱時効条件での硬化では，観点で，熱時効と温度の影響について考察する．

フェライト相の粒内割れはわずかに生じたもののSCC進

図8に316L溶接金属未時効材の250℃のSCC亀裂の断面展への寄与は大きくなかったものと思われる．なお，308L

観察結果を示した．主要な亀裂進展経路は，オーステナイ

溶接金属の熱時効（400℃10kh）材のSCC進展速度は，むト相の粒内割れとフェライト相/オーステナイト相の相境

しろ未時効材に比べて遅かった．これは，SCC進展に対し界であり，フェライト相の粒内を貫通する亀裂は，観察さて阻害要因として働くフェライト相の含有量やCr濃度なれなかった．この2900B(DO)水質中の未時効材における亀どの化学組成の違いなどが影響因子として考えられるが．

裂進展経路は，前報の320と290℃でのステンレス鋼溶接

今後更なる検討が望まれる．

金属の亀裂進展経路 ，および標準(DO)水質中でステン

図10に316L溶接金属熱時効（400℃20kh）材の320℃のレス鋼溶接金属およびステンレス鋳鋼での亀裂進展経路

SCC亀裂の断面観察結果を示した．この試験片は破断したの報告例(10)と類似であった．したがって，この温度範囲のため，2次割れ部分での断面観察結果である．SCC亀裂は2900B(DO)水質中においても，フェライト相はSCC進展のデンドライト境界（フェライト相/オーステナイト相の相阻害要因として働くものと考えられた．また，BWRの境界）を進展することが確認された．断面観察からは，フ

NWC水質中においても，阿部らはステンレス鋼溶接金属

ェライト相の粒内割れの直接観察はできていないものの，中のフェライト相がSCC進展に対して抑制的に働くと報SCCが進展し破断にまで至っていること，SCC進展速度が

告 しており，本報告の2900B(DO) 水質および既報の標準

未時効材に比べて増加していることから，この熱時効材の(DO)水質 と類似の挙動を示しているものと考えられる．

主要な亀裂進展経路は，オーステナイト相の粒内割れとフ

図9に316L溶接金属熱時効（400℃10kh）材の320℃のェライト相/オーステナイト相の相境界に加えて，フェラ

SCC亀裂の断面観察結果を示した．熱時効（400℃10kh）

イト相の粒内割れも生じ，これがSCC進展速度の増加に繋材の場合も，主要な亀裂進展経路はオーステナイト相の粒がったことが示唆される．

(15)

(3)

(10)

内割れとフェライト相/オーステナイト相の相境界であっ一連の観察結果から，ステンレス鋼溶接金属の未時効材た．フェライト相の粒内を貫通する亀裂は，主要進展経路

および400℃10khまでの熱時効材においては，主要な亀裂

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-5

進展経路はオーステナイト相の粒内割れとフェライト相/

145

4.2 水質の影響

オーステナイト相の相境界であり，またフェライト相が
SCC進展に対して阻害要因として働く役割が大きくは変図 7 に示したように，320℃の 2900B(DO) 水質条件のわらなかったため，SCC進展に及ぼす熱時効の影響も限定

SCC 進展速度は，320℃の標準(DO)水質中の結果（図中，的 で あ っ た と 考 え ら れる． 一方 で ， 長 時 間 熱 時 効

白抜きの赤丸と青三角）に比べて増加する傾向であった．

（400℃20kh）材においては，抑制的であったフェライト

また，288℃の BWR の NWC の結果（図中，白抜きの黒相が粒内割れを生じるようになったため，SCC進展速度が丸黒菱型）に比べても，SCC 進展速度が増加する傾向が確増加したものと考えられる．

認され，2900B(DO)水質条件により，SCC 進展が増加する

次に，亀裂進展経路を試験温度毎に比較すると，主要な傾向が示唆された．

亀裂進展経路は温度に対して変化はなく，温度の低下に対前報で報告したステンレス鋼溶接金属の表面皮膜観察

して単調にSCC進展速度が減少する傾向であった．308L

結果を図 11 に再掲する(15)．図から，2900B(DO)水質の外溶接金属（未時効）のSCC進展速度でも，低温ほど減少す

層酸化皮膜は，標準(DO)水質よりも厚く（スピネルタイプ

る傾向は316L溶接金属と類似であった．ただし，308L 溶の酸化物が大きく且つ多量に）観察され，水質の影響によ

接金属（未時効）では，290℃で全くSCCが観察されなくり材料全体の腐食が促進されたことが見受けられた．500

なり，SCC進展に及ぼす温度の影響には鋼種差がある可能

ppm B+2 ppm Li を添加した標準水質において，B は軽水性が示唆された．

炉における燃料の反応度制御のために添加され, これに鋭敏化ステンレス鋼のSCC挙動に及ぼす温度依存性は，

Li を添加することで中性に近い pH に制御している．一

アレニウス型ではなく250℃近傍にSCC感受性のピークを方，2900 ppm B 水質は Li の添加がなく，標準水質に比べ持つとの報告(16)があり，本報告のステンレス鋼溶接金属のると，B のみの添加では pH は酸性側を示す(16)．したがっSCC進展速度の温度依存性とは異なる．このことから，ス
テンレス鋼溶接金属のSCC機構は，鋭敏化ステンレス鋼のSCC機構とは異なることが示唆され，今後の更なるSCC機
構研究が望まれる．

て，2900B(DO)水質中の腐食量は，pH が酸性側になることにより，促進されたことが示唆される。以上の観察結果から，この腐食量の増加が SCC 進展を促進したものと推定される．

図 8 ステンレス鋼溶接金属の SCC 亀裂断面観察結果 その１
316L 溶接金属未時効材，250℃試験
IQ：イメージクオリティ、IPF：結晶方位図

146

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-5

図 9 ステンレス鋼溶接金属の SCC 亀裂断面観察結果 その２
材質：316L 溶接金属熱時効（400℃10kh）材，320℃試験（フェライト相粒内割れのみ黄色矢印で示した。）

図 10 ステンレス鋼溶接金属の SCC 亀裂断面観察結果 その３316L 溶接金属熱時効（400℃20kh）材，320℃試験
IQ：イメージクオリティ、IPF：結晶方位図

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-5

(4)

147

2900B(DO)水質中の 316L/308L 溶接金属未時効材のSCC 進展速度は，標準(DO)水質中および BWR のNWC 水質中に比べて増加する傾向であった．

(5)2900B(DO)水質中の腐食は，pH が酸性側になることにより促進され，材料全体の腐食量が増加した．この腐食量の増加が，SCC 進展速度の増加に影響した可能性が示唆された．

謝辞
図 11 ステンレス鋼溶接金属の高温水中の腐食挙動(15)本研究を遂行するにあたり，腐食試験等の実施にあた

材料：316L 溶接金属未時効材、320℃試験っては，㈱原子力安全システム研究所 材料グループ 村（表面皮膜、表面観察（上）と断面観察）

上公治氏，黒崎登氏，また種々のデータ採取・整理においては，同材料グループ岡本マキエ氏（現神戸工業試験場），

5. まとめ

港昭三氏（現関西電力）の協力があった．この場を借りて謝意を表します．

ステンレス鋼溶接金属（316L，308L）の酸素を含む高温
水中の SCC 進展挙動に及ぼす熱時効の影響を，400℃20kh

引用文献までの熱時効材を用い，320℃の 2900B(DO)水質条件で調べた．また，同水質条件で 250～320℃の範囲の温度依存性を調べ，以下の知見を得た．

(1) 経済産業省 原子力安全・保安院，「炉心シュラウ
ドおよび原子炉再循環系配管の健全性評価について－検討結果の整理－」，経済産業省白書・報告書，(1)

316L/308L 溶接金属の 400℃で 10kh までの熱時効はSCC 進展速度の増加にあまり影響しなかった．
一方，
316L 溶接金属の 400℃で 20kh 熱時効材では未時効材に比べてSCC 進展速度が増加する傾向が確認され，2900B(DO)水質中で長時間熱時効が SCC 進展に影響する可能性が示唆された．

(2)

未時効材から 400℃10kh 熱時効までは，熱時効により硬化したフェライト相もSCC 亀裂を十分には生ぜず，2900B(DO)水質中で SCC 進展の阻害因子として働くためSCC 進展速度の増加に寄与しないものと考えられた．一方，長時間熱時効後では，フェライト相
がより硬化し，フェライト相においても SCC 亀裂が生じるようになるため，SCC 進展速度が増加したものと推定された．

(3)

316L 溶接金属（未時効）の SCC 進展速度は低温ほど減少し，250～320℃の温度範囲でアレニウス型の
温度依存性を示した．
308L 溶接金属
（未時効）
の SCC
進展速度も低温ほど減少し，アレニウス型の温度依存性と考えられるが，290℃では全く SCC が観察されず，温度の低下に伴う SCC 進展の低下量には，鋼種差がある可能性が示唆された．

（2004）.
(2) R. Ishibashi, T. Kato, J. Kuniya, H. Fujimori, Y. Kitsunai
T. Karasuma and M. Kodama, Proc. of the 52nd Japan
Conf. on Materials and Environments, (2005), B-208(3) H. Abe, K. Shimizu and Y. Watanabe, Proc. of the 53rd
Japan Conf. on Materials and Environments, (2006), D204
(4) K. Kumagai, S. Suzuki and K. Asano, Fontevraud 6,(2006).
(5) J. R. Hixon, J. H. Kim, R. G. Ballinger, 13th International
Conference on Environmental Degradation of Materials in
Nuclear Power Systems, Whistler, British Columbia,
August 19 - 23, (2007).
(6) J. H. Kim, R. G. Ballinger, P. W. Stahle, Corrosion/2008,
Paper No.08600.
(7) J. H. Kim, R. G. Ballinger, CORROSION, Vol.64, No.8,(2008).
(8) T. Lucas, R.G. Ballinger H. Hanninen and T. Saukkonen,
15th International Conference on Environmental
Degradation of Materials in Nuclear Power Systems—
Water Reactors, Colorado Springs, Colorado, August 711, 2011, p.883, TMS (2011).

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-5

148(9) Y. Maruno, J. Kaneda, R. Obata, M. Koshiishi, M. Andoand K. Nakata, Proceedings of JSCE Materials andEnvironments, (2009) A-201(10) T. Yamada, T. Terachi, T. Miyamoto and K. Arioka, Proc.
of Nuclear Plant Chemistry Conf. 2010, Quebec, Canada,(2010).
(11) W.J. Singley, and I.H. Welinsky, Proceedings of the Power
Conference, XXI, p.748 (1959).
(12) Ph. Berge, F. de Keroulas, J.M. Gras, D. Noel and M. da
Cunha

Belo,,

4th

International

ConferenceonEnvironment Degradation of Materials in Nuclear Power
Systems-Water Reactors, Jekyl Island, USA (1989).
(13) G. O. Ilevbare, F. Cattant and N. K. Peat, Fontevraud 7,
A115 T03, (2010).
(14) Francois

Cattant,

HANDBOOK

DESTRUCTIVEASSAYS, EDF and MAI (2014).
(15) 山田卓陽, 寺地巧, 岡本マキエ, 有岡孝司, “ステン
レス鋼溶接金属/鋳鋼の酸素添加高温水中の SCC 進
展挙動-水質と温度の影響”, INSS JOURNAL Vol.26,
pp.136-143, (2019).
(16) 有 岡 孝 司 , 山 田 卓 陽 , 寺 地 巧 , 福 村 卓 也 ,INSSMONOGRAPHS No.5 (2012).

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-6

149

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(
評価(第 3 報) -キャビティ生成処理後の亀裂発生挙動
キャビティ生成処理後の亀裂発生挙動の亀裂発生挙動SCC initiation in cold worked Alloy 690TT under simulated PWR primary water (3rd report)–Crack initiation of cavity induced specimens prior to SCC initiation test*1＊1
徹(Toru Oumaya), 寺地
Terachi)*2,＊2山田
大厩 大
徹（ToruOumaya）
寺地 巧(Takumi
巧（TakumiTerachi）＊1
卓陽(Takuyo
Yamada)*1,
山田
卓陽（TakuyoYamada）


國谷 耕平（KoheiKokutani）＊1*1
有岡孝司（KojiAriokao）＊1
國谷 耕平(Kohei Kokutani) , 有岡 孝司(Koji Arioka)*1

要約 TT690 合金では，粒界にキャビティが生成する現象が PWR1 次系環境水によって促進され，
SCC 発生に至る可能性が指摘されている．本研究では，SCC 発生の前駆段階の促進を目的として，20%冷間加工を行なった TT690 合金について 450℃の大気中で短時間定荷重を付与し粒界にキャビティを生じさせた(キャビティ生成処理)ブラントノッチ CT 試験片を用いて PWR1 次冷却材模擬
水環境中で SCC 発生試験を行なった．220h のキャビティ生成処理後 360℃で SCC 発生試験を行なった結果，2,269h でノッチ先端に微小亀裂が確認された．キャビティ生成処理を行なっていな
い場合には 40,635h で微小亀裂が確認されており，キャビティ生成処理により SCC 発生の前駆段階が促進されたと評価された．その後 SCC 発生試験を継続した結果，ノッチ先端で確認された微小亀裂の開口幅は 18,037h まで単調増加の傾向が見られ，試験中に微小亀裂直下でキャビティ生成や腐食挙動の進展が継続している可能性が示唆された．また，200h のキャビティ生成処理後 320℃
で SCC 発生試験を行なった結果，15,661h でノッチ先端に微小亀裂までは至っていない開口が 2 箇所確認され，360℃での試験よりも長時間であったことから，アレニウス型の温度依存性により微小亀裂の発生が抑制されたことが示唆された．
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

Abstract Cavities formed on grain boundaries of Alloy 690TT may lead to SCC initiation when exposed to
PWR primary water. To investigate the possibility whether SCC initiate due to cavity formation, a constantload was applied on 20% cold worked Alloy 690TT blunt notched CT specimens in 450oC air for short timeto enhance the precursor of the initiation and then tested in simulated PWR primary water. 220h of cavity
formation and subsequent 2,269h testing in 360oC simulated PWR primary water revealed tiny fissures on
the notch tip indicating that the cavity formation before the test enhanced precursor of SCC initiation since it
was earlier than the time (40,635h) of the test without the cavity formation. By observing the time dependenceof the gap of these fissures, it was found that the gap monotonically increased until 18,037h indicating thatcavity formation or corrosion process evolved under these fissures during the SCC initiation test. 200h of
cavity formation and subsequent 15,661h testing in 320oC simulated PWR primary water revealed grainboundary openings at two points on the notch tip which has not evolved into fissures. It was much longer than
the testing at 360oC indicating Arrhenius temperature dependence on the SCC initiation process.
Keywords

Alloy 690TT, cold work, SCC initiation, blunt notched CT, cavity formation

1. 緒言

耐 SCC 性に優れる 690 系合金を用いた部材への交換や補修が進められた．対策材として採用された 690 系合金につニッケル基合金の一種である 600 系合金は加圧水型軽水炉（pressurized water reactor, PWR）プラントの１次冷却

いては，現在までのところ，実機において SCC 発生の報告例はない．

材環境下で応力腐食割れ（stress corrosion cracking, SCC）感

一方，実験室では強い冷間加工(cold work, CW)を付与

受性を有することが知られており，国内外の実機プラントすることにより亀裂進展の感受性を示すことが報告(2)～(10)で多くの SCC 発生・進展事例が報告されている(1)．そのたされており，米国では 690 系合金を対象とした亀裂進展速

め，PWR プラントの 600 系合金を使用している機器では，

度線図も策定されつつある(11)．

*１
技術システム研究所＊ 1 （株）原子力安全システム研究所（株）
原子力安全システム研究所
技術システム研究所*２
技術システム研究所
現在関西電力(株)＊ 2 元（株）原子力安全システム研究所
元（株）原子力安全システム研究所
技術システム研究所
現関西電力（株）

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-6

150

Terachi らは 20%CW 及び 30%CW の TT690 合金で 360℃の能性を検討した．さらに，実機 TT690 合金使用部位におい

PWR1 次系模擬水環境中で試験した亀裂進展試験片の破面て長期間供用後に SCC が発生する可能性について検討しにおいてキャビティの痕跡や断面において粒界にキャビた．

ティが認められたことを報告している(12)．また，SCC 発生についても SCC 進展試験と同様に冷間加工などの促進因2. 実験方法

子を加味して検討が行われ，Zhai らが 31%CW の TT690 合
金で 360℃の PWR1 次冷却材模擬水環境中において丸棒型

2.1 供試材及び試験片の引張試験片に 0.2%耐力相当の荷重を付与して 9,220h 程度の定荷重試験を実施した際に，試験片表面に深さ 15 μmを超えるキャビティ生成を伴った微小な粒界割れが生じ

供試材には，表 1 に示す化学組成で，溶体化処理の後，700℃で 15h の TT 処理(thermal treatment, 特殊熱処理)たことを報告している ．これらの知見から，特に SCC 感を施した TT690 合金を用いた．表 2 に供試材の機械特性

受性の低い TT690 合金の SCC 発生に際しては粒界キャビを示す．試験片は，外形寸法が 0.5T-CT 試験片と同一で予ティの生成が影響因子となる可能性がある．

亀裂を導入せずノッチ先端が R=0.5 mm のブラント形状で(13)

粒界キャビティ生成型の SCC 発生機構は，高温クリープ

ある．試験片形状を図 1 に示す．試験片は 20%冷間加工しで知られる粒界にキャビティが生成する現象が環境水のた供試材から T-L 方向で採取し，ノッチ先端はダイヤモン

影響によって促進され，プラントの長期供用時に PWR1 次

ドペースト 1 μm 仕上げとした．

冷却材環境中で顕在化することを想定した機構である(14)．
表1 供試材の化学組成(wt.%)

具体的には，粒界に集積する空孔が集合体を形成し，粒界にキャビティを生じることで粒界結合力を低下させるとした仮説である．冷間加工は材料中に空孔を導入するため，

C

Si

Mn

P

S

Cu

Ni

Cr

0.019 0.30 0.32 0.009 0.0006 0.04 59.25 30.18 9.42

空孔の集積により生じる粒界キャビティ生成を促進する
表2 供試材の機械特性因子となり得る．Arioka らは冷間加工を加えたステンレ
ス鋼中のニッケルの体拡散について 360～500℃で評価を行ない，冷間加工を付与することにより拡散が数桁速くな

冷間加工度
(%)

ることを報告している(15)．
20

そこで本研究グループでは，これまで冷間加工を加えた
TT690 合金についてブラントノッチ型 CT（blunt notched

温度(oC)

0.2%耐力
(MPa)

引張強さ
(MPa)

室温
320
360

716
620
546

790
660
613

450

551

608

compact tension, BNCT）試験片を用いて 320℃，340℃，
360℃の PWR1 次冷却材模擬水環境中で長時間の SCC 発生試験を行ない，その結果を報告してきた．
第 1 報では 20%CW
材でノッチ先端に 0.2%耐力相当の荷重を付与して 360℃，
40,635h の SCC 発生試験を行ない，ノッチ先端に微細な亀裂状の開口の発生を確認し，SCC 発生には極めて長期間を要するとの見通しを報告した(16)．第 2 報では 30%CW 材について変形を許容した高応力条件(0.2%耐力の 1.04 倍の荷重を付与)下で360℃，
5,276hのSCC発生試験を実施し，ノッチ先端に亀裂状の開口が生じ，その開口の断面観察により前駆挙動として粒界上にキャビティが生成している状況が観察されたことを報告した(17)．本報では，第 3 報と単位: mm

図1 BNCT試験片の形状

して SCC 発生の前駆段階の促進を目的として,450℃の高温大気中で短時間定荷重を付与し粒界にキャビティを生Fe

2.2 試験条件

じさせた(以下，キャビティ生成処理)試験片を用いてPWR1 次冷却材模擬水環境中で SCC 発生試験を行ない，キャビティ生成処理は 450℃大気中で行なった．試験時

TT690 合金における粒界キャビティ生成型の SCC 発生の可間は，TT690 合金の高温クリープ試験において加速クリー

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-6151

断面で微小亀裂は認められなかった．

プ到達後にノッチ先端を走査型電子顕微鏡(Scanning

Arioka らは，ノッチ先端から深さ 0.5mm 程度の位置でElectron Microscope, SEM)で観察すると板厚全域に渡り(18)を考慮して，加速クリープ

キャビティの面積率のピークが認められたと報告してお域に到達する前に試験を終了できるよう 575h，220h 及びり(19)，今回の観察結果もそれと整合していた．以上の結果

200h とした．荷重は 9.2 kN とし，これはノッチ先端を亀から，キャビティ生成処理時間の長い試験片 A では最初に裂先端と見なして応力拡大係数(K 値)の概念を適用する

ノッチ先端内部で亀裂が発生して表面に向かって進行し，と K=40 MPa√m相当の荷重である．キャビティ生成処理

一部では表面に到達して微小亀裂が開口したことが示唆

後に試験片端部を 3 mm 切断して断面を SEM で観察した．

された．一方，キャビティ生成処理時間の短い試験片 B,C

その後，板厚 9 mm の BNCT 試験片を用いて，PWR1 次系

ではノッチ先端表面で微小亀裂発生の前駆段階として粒模擬水環境中で SCC 発生試験を行なった．
SCC 発生試験は，界へキャビティの集積は生じたが，微小亀裂の開口にまで液循環型の腐食試験装置を用い，水質は標準的な PWR1 次

は至らなかったと考えられた．

粒界亀裂が認められた結果

系水質であるほう酸，水酸化リチウム水(500 ppm B + 2
ppm Li + DH 30 cc-STP/kg・H2O)とし，温度は 320℃及び0.10

360℃とした．荷重は，キャビティ生成処理時と同一の K

SCC 発生試験は約 5,000h 毎に中断し，SEM で BNCT 試験
片のノッチ先端を観察して微小亀裂の有無を調査した．キャビティ生成処理及び SCC 発生試験の試験条件を表 3 に0.08

変位 (mm)

した．

試験片A(575h)
試験片B(220h)
試験片C(200h)

0.09

値 40 MPa√mとなるよう板厚削減分を考慮して 6.7 kN と

示す．

0.07
0.06
0.05
0.04
0.03
0.02
0.01
0.00

3. 実験結果

0

100

200

300

400

500

Time (h)時間(h)

3.1 キャビティ生成処理後のSEM観察結果
観察結果
キャビティ生成処理後の

図 2 キャビティ生成処理時の変位の時間変化

キャビティ生成処理中の変位の時間変化を図 2 に示す．
観察方向

3 つの試験片のいずれも加速クリープには到達しておらず定常クリープ域で試験を終了した．キャビティ生成処理
後のノッチ先端の SEM 観察結果を図 3 に示す．575h 試験
した試験片 A では，数箇所の粒界で微小亀裂が認められたが，220h 試験した試験片 B や 200h 試験した試験片 C では
亀裂の前駆段階と見られる溝状の段差は認められたものの微小亀裂は認められなかった．3 mm 切断した断面の SEM

10 μm

10 μm

観察結果を図 4 に示す．試験片 A では，深さ 1.5 mm 程度(a) 試験片 A

からノッチ先端直下まで粒界亀裂が連続していたが，観察(b) 試験片 B

図 3 ノッチ先端の SEM 観察結果した断面では表面には達しておらず粒界へのキャビティの集積のみが確認された．一方，試験片 B,C では観察した
表 3 試験条件一覧
IDo

試験温度( C)

荷重条件(kN)

450

9.2

A
B
C

PWR 1 次系模擬水環境中

大気中

試験片

試験時間(h)
575
220
200

o

試験温度( C)360
320

荷重条件(kN)

積算試験時間(h)10,8596.7

18,037
15,661

600

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-6

152

3.2.1 試験片A
3.2.1 試験片A
(450℃×575hキャビティ生成処理後，(450℃×575hキャビティ生成処理後，キャビティ生成処理後，キャビティ生成処理後，
試験片
試験片

観察方向観察方向

360℃×10,859h試験
試験)
360℃×10,859h試験
試験 試験)
試験
575h のキャビティ生成処理後に575h のキャビティ生成処理後に360℃で360℃で
SCC 発生試験
SCC 発生試験
を 10,859h
を 10,859h
行ない，行ない，ノッチ先端をノッチ先端をSEM 観察した結果を図SEM 観察した結果を図55に示す．図中にマーキングしたに示す．図中にマーキングした
87 箇所で87 250
箇所で
倍の
250
SEM倍の
像 SEM 像により微小亀裂が認められ，により微小亀裂が認められ，
このうち水色でマーキングし
このうち水色でマーキングし10 μm

た 7 箇所はた 7 箇所はSCC 発生試験前に確認されていた微小亀裂でSCC 発生試験前に確認されていた微小亀裂で10 μmある． ある．
(c) 試験片(c) C試験片 C
図 3 ノッチ先端の図 3 ノッチ先端のSEM 観察結果
SEM 観察結果
観察方向観察方向

観察方向観察方向

10 μm

10 μm
拡大

1 μm

拡大

キャビティ
キャビティ
1 μm

100 μm 100 μm(a) 試験片(a) A試験片 A

10 μm

10 μm
拡大

100 μm 100 μm

1 μm

拡大

キャビティ
キャビティ
1 μm

(b) 試験片(b) B試験片 B

10 μm

10 μm
拡大

拡大

キャビティ
キャビティ

100 μm 100 μm

1 μm

1 mm

1 mm

1 μm

(c) 試験片(c) C試験片 C
図 4 試験片断面の
図 4 試験片断面のSEM 観察結果
SEM 観察結果

3.2 SCC発生試験後の3.2 発生試験後のSEM観察結果
SCC発生試験後の発生試験後のSEM観察結果
観察結果
発生試験後の発生試験後の観察結果

図 5 試験片
図 5 A試験片のノッチ先端全域の観察結果
A のノッチ先端全域の観察結果
これら微小亀裂のうち，代表
これら微小亀裂のうち，代表2 箇所の高倍率の2 箇所の高倍率のSEM 観 SEM 観
察結果を図
察結果を図
6 に示す．微小亀裂の時間変化を示すため，6 に示す．微小亀裂の時間変化を示すため，
SCC 発生試験前及び途中で試験を中断して
SCC 発生試験前及び途中で試験を中断してSEM 観察を行な
SEM 観察を行なった際の同一視野のった際の同一視野のSEM 像を併せて示した．
SEM 像を併せて示した．

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10 μm
10 μm

10 μm

拡大
拡大

拡大

1 μm

10 μm
10 μm

10 μm

153

拡大
拡大

拡大

1 μm

12,269hμm
1試験後μm
1 μm 発生試験前
1 μm
SCC2,269h 試験後 6,333h 試験後 10,859h 試験後
6,333h 試験後 10,859h 試験後
試験後
試験後
試験後
試験後
試験後
SCC 発生試験前
SCC 発生試験前
2,269h 試験後
2,269h6,333h6,333h
10,859h
10,859h
試験後
試験後試験後試験後 試験後2,269h2,269h6,333h6,333h 2試験後
10,859h10,859h(b)
微小亀裂(a) 微小亀裂 1(b) 微小亀裂2(b) 微小亀裂
2(a) 微小亀裂(a) 微小亀裂
11
図 6 試験片 A のノッチ先端の微小亀裂の経時変化
図 6 試験片
図 6 試験片A のノッチ先端の微小亀裂の経時変化
A のノッチ先端の微小亀裂の経時変化(a)では SCC 発生試験前に微小亀裂が確認され，以降周(a)では(a)ではSCC 発生試験前に微小亀裂が確認され，以降周SCC 発生試験前に微小亀裂が確認され，以降周囲の腐食生成物が成長したが，開口幅はあまり拡大しなか
囲の腐食生成物が成長したが，囲の腐食生成物が成長したが，開口幅はあまり拡大しなか
開口幅はあまり拡大しなかった．(b)では SCC 発生試験前には微小亀裂は確認されてった．(b)ではった．(b)では
SCC 発生試験前には微小亀裂は確認されてSCC 発生試験前には微小亀裂は確認されておらず 2,269h で最初に確認され，10,859h まで試験時間
おらず おらず
2,269h 2,269h
で最初に確認され，10,859h
で最初に確認され，10,859hまで試験時間まで試験時間の経過と共に開口上に腐食生成物が成長すると共に開口の経過と共に開口上に腐食生成物が成長すると共に開口の経過と共に開口上に腐食生成物が成長すると共に開口幅が拡大した．
幅が拡大した．
幅が拡大した．

3.2.2 試験片B
キャビティ生成処理後，試験片 (450℃×220hキャビティ生成処理後，3.2.2 試験片B
3.2.2 試験片B
(450℃×220hキャビティ生成処理後，(450℃×220hキャビティ生成処理後，キャビティ生成処理後，キャビティ生成処理後，
試験片
試験片
360℃×18,037h試験
試験)
試験
360℃×18,037h試験
試験)
360℃×18,037h試験
試験 試験)
試験
220h のキャビティ生成処理後に 360℃で SCC 発生試験
220h のキャビティ生成処理後に220h のキャビティ生成処理後に360℃で360℃で
SCC 発生試験
SCC 発生試験を 18,037h 行ない，ノッチ先端を SEM 観察した結果を図 7
を 18,037h
を 18,037h
行ない，行ない，ノッチ先端をノッチ先端をSEM 観察した結果を図SEM 観察した結果を図77に示す．図中にマーキングした 24 箇所で 250 倍の SEM 像に示す．図中にマーキングしたに示す．図中にマーキングした
24 箇所で24 箇所で250 倍の250
SEM
倍の像 SEM 像により微小亀裂が認められた．また，試験片 B では同様のにより微小亀裂が認められた．
により微小亀裂が認められた．
また，試験片また，試験片B では同様のB では同様の観察を 10,859h 及び 15,886h 試験後に実施しており，それ観察を 観察を
10,859h10,859h
及び 15,886h
及び 15,886h
試験後に実施しており，試験後に実施しており，
それ それら観察結果の経時変化を図 8 に示す．10,859h では 18 箇
ら観察結果の経時変化を図ら観察結果の経時変化を図8 に示す．10,859h
8 に示す．10,859h
では 18では箇 18 箇所，
15,886h では 12 箇所で微小亀裂が認められた．
10,859h所，
15,886h所，
15,886hでは 12では箇所で微小亀裂が認められた．
12 箇所で微小亀裂が認められた．
10,859h10,859h
から 15,886h にかけて微小亀裂の数が 6 箇所減少したが，から 15,886h
から 15,886h
にかけて微小亀裂の数がにかけて微小亀裂の数が6 箇所減少したが，6 箇所減少したが，これは酸化物の付着状況の変化により 250 倍の SEM 像でこれは酸化物の付着状況の変化により
これは酸化物の付着状況の変化により250 倍の250SEM倍の像でSEM 像では微小亀裂の同定が困難となったためと考えられた．そこは微小亀裂の同定が困難となったためと考えられた．
は微小亀裂の同定が困難となったためと考えられた．
そこ そこで 15,886h では 10,859h から微小亀裂の分布に変化がな
で 15,886h
で 15,886h
では 10,859h
では 10,859h
から微小亀裂の分布に変化がなから微小亀裂の分布に変化がな
いと仮定して，同図に 18,037h で新たに認められた微小亀いと仮定して，いと仮定して，同図に 同図に
18,037h18,037h
で新たに認められた微小亀で新たに認められた微小亀裂を水色でマーキングすると，18,037h では新たに 12 箇
裂を水色でマーキングすると，18,037h
裂を水色でマーキングすると，18,037h
では新たに
では新たに
12 箇 12 箇所で微小亀裂が発生したと評価された．なお，10,859h で所で微小亀裂が発生したと評価された．なお，10,859h
所で微小亀裂が発生したと評価された．なお，10,859h
でで認められた微小亀裂のうち 6 箇所は 18,037h でも同定さ認められた微小亀裂のうち認められた微小亀裂のうち
6 箇所は
6 箇所は
18,037h18,037h
でも同定さ
でも同定さ
れなかった．これはこれらの微小亀裂が大きく成長していれなかった．
れなかった．
これはこれらの微小亀裂が大きく成長していこれはこれらの微小亀裂が大きく成長していないことを示唆する．
ないことを示唆する．
ないことを示唆する．

1 mm
1 mm

1 mm

図 7 試験片 B のノッチ先端全域の観察結果
図 7 試験片
図 7 試験片B のノッチ先端全域の観察結果
B のノッチ先端全域の観察結果

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-6154

試験片 試験片
B で確認された微小亀裂のうち，2,269h
B で確認された微小亀裂のうち，2,269h
または または6,333h 6,333h
以降経時変化を確認している代表以降経時変化を確認している代表
2 箇所の高倍率
2 箇所の高倍率の SEM 像を図の SEM 像を図9 に示す．(a)では9 に示す．(a)では2,269h 2,269h
で最初に微小亀で最初に微小亀裂が確認され，裂が確認され，
開口上に腐食生成物が成長したが開口上に腐食生成物が成長したが
18,037h18,037h
ではその一部が剥離して開口が露出した．
ではその一部が剥離して開口が露出した．
また，試験時間
また，試験時間の経過と共に開口幅も拡大した．
の経過と共に開口幅も拡大した．
(b)では(b)では6,333h で最初に
6,333h で最初に微小亀裂が確認され，微小亀裂が確認され，以降周囲の腐食生成物が成長したが，以降周囲の腐食生成物が成長したが，開口幅はあまり拡大しなかった．
開口幅はあまり拡大しなかった．

3.2.3 試験片C
3.2.3 試験片C
(450℃×200hキャビティ生成処理後，(450℃×200hキャビティ生成処理後，キャビティ生成処理後，キャビティ生成処理後，
試験片
試験片
320℃×15,661h試験
試験)
320℃×15,661h試験
試験 試験)
試験
200h のキャビティ生成処理後に200h のキャビティ生成処理後に320℃で320℃で
SCC 発生試験
SCC 発生試験を 15,661h
を 15,661h
行ない，ノッチ先端を行ない，ノッチ先端をSEM 観察した結果を図SEM 観察した結果を図10 に示す．
10 に示す．
ノッチ全域を
ノッチ全域を
250 倍の250SEM倍の像で観察した結果，
SEM 像で観察した結果，明瞭な微小亀裂は確認されず
明瞭な微小亀裂は確認されず
2 箇所のみで微小な開口が2 箇所のみで微小な開口が認められた．これらは認められた．これらは12,402h12,402h
試験後の
試験後の
250 倍の250
SEM
倍の像 SEM 像の観察では確認されておらず，の観察では確認されておらず，
15,661h15,661h
試験後に新規に確試験後に新規に確認された開口である．
認された開口である．
同図にこれら同図にこれら
2 箇所の開口の高倍率
2 箇所の開口の高倍率の SEM 像を示すが，の SEM 像を示すが，いずれも微小亀裂にまでは至っておら
いずれも微小亀裂にまでは至っておらず粒界のごく一部でのみ開口が認められた．
ず粒界のごく一部でのみ開口が認められた．

1 mm

1 mm

試験後 試験後
10,859h10,859h
試験後 試験後15,886h15,886h
試験後 試験後
18,037h18,037h
図 8 試験片
図8 B
試験片のノッチ先端全域の観察結果の経時変化
B のノッチ先端全域の観察結果の経時変化

10 μm

10 μm

拡大

1 μm

拡大

1 μm

2,269h 試験後
2,269h 試験後

6,333h 試験後
6,333h 試験後

10,859h10,859h
試験後 試験後 15,886h15,886h
試験後 試験後(a) 微小亀裂(a) 微小亀裂
11

図 9 試験片
図 9 B試験片のノッチ先端の微小亀裂の経時変化
B のノッチ先端の微小亀裂の経時変化

18,037h18,037h
試験後 試験後

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-6

10 μm

155

拡大

1 μm

6,333h 試験後

10,859h 試験後

15,886h 試験後

18,037h 試験後(b) 微小亀裂 2
図 9 試験片 B のノッチ先端の微小亀裂の経時変化

4. キャビティ生成処理の促進効果
4.1 微小亀裂発生時間
20%冷間加工した TT690 合金の BNCT 試験片により 360℃，
10 μm

拡大

K=30 MPa√m 相当の定荷重で SCC 発生試験を行ない
40,635h でノッチ先端に亀裂状の開口が認められたこと
キャビティ生成処理した試験片 B でを前報で報告した(16)．
は，SCC 発生試験開始後 2,269h で新たな微小亀裂が確認されており，荷重条件が K=40 MPa√m相当と 30 MPa√m相当で若干異なるが，キャビティ生成処理により SCC 発生の前駆段階が促進されたと評価される．ただし，そのよう1 μmな促進条件であってもノッチ先端全域に断続的に分布した微小亀裂が複数の粒界にまたがって板厚方向に連続するような兆候は認められておらず，SCC 進展域に至るまでにはなお相当の長期間を要すると考えられる．試験片 A では SCC 発生試験前に既にノッチ先端の粒界に微小亀裂が認められていたことから発生時間に関して促進効果の評
価はできなかった．
10 μm

拡大

また，20%CW の TT690 合金について負荷荷重の観点で促進条件となるよう変形を許容した K=80 MPa√m相当の荷重を付与して 360℃で SCC 発生試験を行なった結果，12,417h でノッチ先端に 6 箇所の微小亀裂が生じたことを前報で報告した(17)．6 箇所の微小亀裂が発生した時間は不明であるが，試験片 B では 10,859h で 18 箇所の微小亀裂

1 mm
1 μm

図 10 試験片 C のノッチ先端全域の観察結果
及び一部拡大観察結果が認められたことを考慮すると，応力に比べてキャビティ
生成処理による促進のほうが因子としてより促進効果が高いことが示唆される．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-6

156

4.2 微小亀裂の開口幅の増加速度は，最大 4.6×10-11 mm/s，最小 2.6×10-12 mm/s
で 9 箇所の平均が 1.3×10-11 mm/s であった．開口幅の増

360℃で SCC 発生試験を行なった試験片 A と試験片 B に加をもたらした要因については特定できていないが，開口おいて比較的形状が明瞭な微小亀裂について，試験開始以幅の増加は微小亀裂先端直下のキャビティ生成や腐食挙降の推移を確認するため，5,000 倍の SEM 像において微小動の進展の兆候を表わすと考えられる．試験片 A のノッチ

亀裂両側のエッジの幅(開口幅)を画像データから読み取

先端では SCC 発生試験前に粒界へのキャビティの集積とってその推移を図 11 に示した．

いった亀裂発生の前駆段階はある程度進行しており，SCC
発生試験以降 6,333h でその変化が飽和した可能性がある．
試験片 B では，計 7 箇所の微小亀裂を評価し，開口幅は3.0

図 6(b) 微小亀裂 2

視野4-1
SCC 発生試験前に認
評価部位7
視野3-1
められた微小亀裂
視野3-2
2,269h で認められた
評価部位8
微小亀裂 視野2

2.5

視野4-2
視野1
評価部位6

開口幅 (μm)

2.00.3～2.4 μm と幅があるがいずれも単調増加の傾向であった．試験片 B では，試験片 A と異なり SCC 発生試験前には亀裂発生の前駆段階の変化が限定的で，SCC 発生試験以降もその変化が飽和せず継続したものと考えられる．微小亀裂のうち 3 箇所は 2,269h で認められ，残り 4 箇所は

1.5

6,333h で認められたものであるが，開口幅の推移は両者
1.0

とも同様の傾向であった．18,037h までの開口幅の平均の増加速度は，最大 2.5×10-11 mm/s，最小 3.0×10-12 mm/s

0.5で 7 箇所の平均が 1.5×10-11 mm/s であり，試験片 A と同

図 6(a) 微小亀裂 1程度の値となった．また，4.1 項で述べた K=80 MPa√m相

0.0
0

5,000

10,00015,00020,000

試験時間 (h)均の増加速度は 4 箇所の平均が 9.4×10-11 mm/s であり(17)，(a) 試験片 A

試験片 B よりも速度が大きいが，K 値が大きいことによる3.0

影響も寄与しているため PWR1 次系模擬水中環境における視野4-2で認められた微小亀裂
2,269h
視野1-1で認められた微小亀裂
6,333h2.5

微小亀裂先端直下のキャビティ生成や腐食挙動の進展に

視野2-1、2-2伴う促進効果の違いは特定できなかった．

視野1-3
視野4-1

開口幅 (μm)

当の荷重による試験結果では，12,417h までの開口幅の平2.0以上より，試験片 B では SCC 発生試験以降も亀裂発生

視野5-2の前駆段階の挙動が継続していることが確認できたため，

視野4-4

今後微小亀裂断面のキャビティの分布や粒界酸化の状況

1.5を分析することで，SCC 発生段階における材料内部の変化
1.0を明らかにすることが可能と考えられる．

0.5

図 9(a) 微小
亀裂 1

図 9(b) 微小亀裂 2

4.3 試験温度の影響

0.0
0

5,000

10,00015,00020,000

試験時間 (h)(b) 試験片 B
図 11 試験片 A,B の開口幅の経時変化

320℃で試験した試験片 C では 15,661h でノッチ先端に2 箇所の開口が認められたが，キャビティ生成処理に伴う促進効果については，キャビティ生成処理を行なっていな
い試験で開口が認められた報告例がなく不明である．

試験片 A では，計 9 箇所の微小亀裂を評価し，開口幅は0.4～2.7 μm の範囲にあったが，いずれも 6,333h 以降開口幅の増加速度が減少する傾向であった．評価した微小亀裂のうち 3 箇所は SCC 発生試験前に認められていたものであるが，開口幅の推移は SCC 発生試験後に認められた 6箇所と同様の傾向を示した．10,859h までの開口幅の平均

また，キャビティ生成処理時間が 200h 程度で SCC 発生試験の試験温度が異なる試験片 B と試験片 C の試験結果を比較すると，360℃で試験した試験片 B では 2,269h で既にノッチ先端に 3 箇所以上明瞭な微小亀裂が認められたのに対して，320℃で試験した試験片 C では 15,661h でノッチ先端に 2 箇所の開口が認められたのみである．このことは両者にアレニウス型の温度依存性が存在し，より低INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-6

温の 320℃では微小亀裂の発生が抑制されたことを示唆

157

謝辞

する．
以上より，試験片 C の試験を継続することで 320℃にお本研究を遂行するにあたり，各種実験準備や腐食試験

ける亀裂発生の前駆段階の変化や SCC 発生段階における等の実施にあたっては，㈱原子力安全システム研究所 材

温度依存性を明らかにすることが可能と考えられる．

料グループ 村上公治氏，黒崎登氏の多大な協力があった．
この場を借りて謝意を表する．

5. まとめ引用文献
SCC 発生の前駆段階の促進を目的として，20%CW の TT690
合金について 450℃の高温大気中で短時間定荷重を付与
してキャビティ生成処理を行なった BNCT 試験片を用いて(1) 実用発電用原子炉の法令報告事象について, 原子力

PWR1 次冷却材模擬水環境中で SCC 発生試験を行なった．

安全委員会 原子力事故・故障分析評価専門部会,事得られた結果は以下の通りである．

専第 10-6 号, 平成 22 年 12 月 17 日, (2010).

・ SCC 発生試験前に SEM で観察した結果，575h キャビテ

(2) B. Alexandreanu, Y. Yang, Y. Chen and W.J. Shack,ィ生成処理を行なった試験片では，ノッチ先端に微小“The Stress Corrosion Cracking Behavior of Alloys 690

亀裂の開口が認められ，断面に深さ 1.5 mm 程度の割

and 152 Weld in a PWR Environment,” Proc. of 14th

れが認められた．220h または 200h キャビティ生成処

International Symposium on Environmental Degradation

理を行なった試験片では，ノッチ先端直下に粒界へのof Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors,

キャビティ集積は認められたが，微小亀裂は認められ

Virginia Beach, VA, August 23-27, (2009).

なかった．
・ 220h キャビティ生成処理後に 360℃で SCC 発生試験を(3) M.B. Toloczko, S.M. Bruemmer, “Crack Growth
Response of Alloy 690 in Simulated PWR Primary

行なった結果，2,269h でノッチ先端に微小亀裂が確認

Water,” Pacific Northwest National Lab (No. PNNL-SA-

された．これはキャビティ生成処理を行なっていない

72539), Richland, WA, (2009).

条件の 40,635h よりも短時間であったことから，キャ(4) S.M Bruemmer, M.J. Olszta and M.B. Toloczko. “Coldビティ生成処理により SCC 発生の前駆段階が促進され

Rolling Effects on Grain Boundary Damage and Stress

たと評価された．

Corrosion Crack Growth in Alloy 690,” Proc. Fontevraud

・ ノッチ先端で確認された微小亀裂の開口幅の推移を評価した結果，575h キャビティ生成処理を行なった試7, 236, (2010).
(5) K. Arioka, T. Yamada, T. Miyamoto and T. Terachi,

験片については 6,333h 以降開口幅の増加が飽和傾向“Dependence of stress corrosion cracking of alloy 690 onとなり，SCC 発生試験前に亀裂発生の前駆段階の変化

temperature, cold work, and carbide precipitation—role

がある程度進行した結果，以降の変化が限定的となっof diffusion of vacancies at crack tips,” Corrosion, 67(3),た可能性が示唆された．一方，220h キャビティ生成処(2011).

理を行なった試験片については 18,037h まで単調増加(6) D.R. Tice, S.L. Medway, N. Platts and J.W. Stairmand,の傾向が見られ，SCC 発生試験開始以降も亀裂発生の“Crack Growth Testing on Cold Worked Alloy 690 in

前駆段階の変化が継続している可能性が示唆された．

Primary Water Environment,” Proc. of the 15th・ 200h キャビティ生成処理後 320℃で SCC 発生試験を行なった結果，15,661h でノッチ先端に 2 箇所の微小亀裂に至っていない粒界の開口が確認され，360℃での試験よりも長時間であったことから，アレニウス型の
温度依存性により微小亀裂の発生が抑制されたことが示唆された．

International Conference on Environmental Degradationof Materials in Nuclear Power Systems—Water Reactors,
pp. 71-89, Colorado US, (2011).
(7) M.B. Toloczko, M.J. Olszta and S.M. Bruemmer, “OneDimensional Cold Rolling Effects on Stress Corrosion
Crack Growth in Alloy 690 Tubing and Plate Materials,”
Proc. of the 15th International Conference on
Environmental Degradation of Materials in Nuclear
Power Systems—Water Reactors pp. 91-107, Colorado
US, (2011).

158

(8)
(8)
(8)

(9)
(9)
(9)

(10)
(10)
(10)

(11)
(11)
(11)
(12)
(12)
(12)

(13)
(13)
(13)

(14)
(14)
(14)
(15)
(15)
(15)

(16)
(16)
(16)

(17)
(17)
(17)

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-6

P. L. Andresen, M.M. Morra, and K. Ahluwalia, “SCC of
P. L. Andresen, M.M. Morra, and K. Ahluwalia, “SCC ofAlloy
690 and ItsM.M.
WeldMorra,
Metals,”of the 15th“SCC of
P. L. Andresen,andProc.
K. Ahluwalia,
Alloy 690 and Its Weld Metals,” Proc. of the 15th
International
on Environmental
Alloy
690 andConference
Its Weld Metals,”
Proc. of theDegradation
15th
International Conference on Environmental DegradationofMaterials in
Nuclear Power
Systems—Water
Reactors,
International
Conference
on Environmental
Degradationof Materials in Nuclear Power Systems—Water Reactors,pp.
161-178,
ColoradoUS,(2011).
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T. Moss,
D. MortonandUS,
HeatherMohr, “Evaluation ofpp.
161-178,
Colorado(2011).
T. Moss, D. Morton and Heather Mohr, “Evaluation oftheTemperature
Dependenceof Alloyand Alloyof690
T. Moss,
D. Mortonand Heather
Mohr,690“Evaluation
the Temperature Dependence of Alloy 690 and Alloy 690
Weld
Metal SCCDependence
Growth in Hydrogenated
Water,”
the Temperatureof Alloy 690 andAlloyProc.
690
Weld Metal SCC Growth in Hydrogenated Water,” Proc.
of
the
17th
International
ConferenceonEnvironmental
Weld Metal SCC Growth in Hydrogenated Water,” Proc.
of the 17th International Conference on Environmental
Degradationof MaterialsConferencein Nuclear Power
Systems—of the 17th International
on Environmental
Degradation of Materials in Nuclear Power Systems—
Water Reactors,
Toronto Canada,(2015).
Degradationof Materials
in Nuclear
Power Systems—
Water Reactors, Toronto Canada, (2015).
S.M. Bruemmer,
M.J. Olszta,
N.R.(2015).
Overman, and M.B.
Water
Reactors, Toronto
Canada,S.M. Bruemmer, M.J. Olszta, N.R. Overman, and M.B.
Toloczko,“Cold Work
EffectsN.R.
on Stress
Corrosion
Crack
S.M. Bruemmer,
M.J. Olszta,
Overman,and M.B.
Toloczko, “Cold Work Effects on Stress Corrosion Crack
Growthin
Alloy
690
Tubingand
PlateMaterials,”
Proc.
Toloczko, “Cold Work Effects on Stress Corrosion Crack
Growth in Alloy 690 Tubing and Plate Materials,” Proc.
of the 17th
International
Conference
onMaterials,”
Environmental
Growthin Alloy
690 Tubing
and PlateProc.
of the 17th International Conference on Environmental
Degradationof MaterialsConferencein Nuclear Power
Systems—of the 17th International
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Degradation of Materials in Nuclear Power Systems—
Water
Reactors,
Toronto Canada,(2015).
Degradationof Materials
in Nuclear
Power Systems—
Water Reactors, Toronto Canada, (2015).
ASME
BoilerandPressure
VesselCode,
Water Reactors, Toronto Canada, (2015). Code Case NASME Boiler and Pressure Vessel Code, Code Case N909,
Aug.10(2020). Vessel Code, Code Case NASME
Boiler2020,and Pressure909, Aug.10 2020, (2020).
T. Terachi,
Okamoto,909,
Aug.10M.
2020,(2020).T. Yamada and K. Arioka,
T. Terachi, M. Okamoto, T. Yamada and K. Arioka,“Morphology
cavities formedon grainboundary
T. Terachi, M.of
Okamoto,T. Yamadaand K.
Arioka,of“Morphology of cavities formed on grain boundary ofcrackedAlloy of
TT690,”of the“Morphology
cavitiesProc.
formedon 19thgrainInternationalboundary ofcracked Alloy TT690,” Proc. of the 19th International
ConferenceonEnvironmental
Degradationof Materials
cracked Alloy TT690,” Proc. of the 19th International
Conference on Environmental Degradation of Materials
in
Nuclear Power
Systems—Water
Reactors,
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on Environmental
Degradation
ofpp.
Materials
in Nuclear Power Systems—Water Reactors, pp. 274285,
Boston,MA,Systems—Water(2019).
in Nuclear
Power
Reactors, pp. 274285, Boston, MA, (2019).
Z. Zhai,
M. Toloczko,
K. Kruska & S. Bruemmer,
285,
Boston,MA, (2019).
Z. Zhai, M. Toloczko, K. Kruska & S. Bruemmer,“Precursor
Stress Corrosion
Cracking
Z. Zhai, M.Evolution
Toloczko,and
K. Kruska& S. Bruemmer,“Precursor Evolution and Stress Corrosion Cracking
InitiationofCold-Worked
Alloy
690
in
Simulated“Precursor Evolution and Stress Corrosion Cracking
Initiation of Cold-Worked Alloy 690 in Simulated
Pressurized
Reactor Alloy
Primary
Corrosion,
Initiationof WaterCold-Worked
690Water,”in Simulated
Pressurized Water Reactor Primary Water,” Corrosion,73(10),
1224-1236,(2017).Primary Water,” Corrosion,
Pressurized
Water Reactor
73(10), 1224-1236, (2017).
K. Arioka,“Role of (2017).
Cavity Formation on Long-Term73(10),
1224-1236,
K. Arioka, “Role of Cavity Formation on Long-TermStressCorrosion
Cracking
Review,”
K. Arioka, “Role of CavityInitiation:
FormationAon
Long-TermStress Corrosion Cracking Initiation: A Review,”
Corrosion,
76(2),
pp.
142-175,(2020).
Stress Corrosion Cracking Initiation: A Review,”
Corrosion, 76(2), pp. 142-175, (2020).
K. Arioka, 76(2),Y. Iijima,
Miyamoto,“Rapid Nickel
Corrosion,
pp. T.
142-175,(2020).
K. Arioka, Y. Iijima, T. Miyamoto, “Rapid Nickel
Diffusion
Type 316“Rapid
Austenitic
Steel atK. Arioka,inY.Cold-Worked
Iijima, T. Miyamoto,
NickelDiffusion in Cold-Worked Type 316 Austenitic Steel at
360–500°C,”
International Journalof Austenitic
Materials Research,
Diffusion in Cold-Worked
Type 316
Steel at360–500°C,” International Journal of Materials Research,
108(10),pp.791-797,(2017).
360–500°C,” International Journal of Materials Research,
108(10), pp.791-797, (2017).
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山田卓陽, 岡本マキエ,
有岡孝司, “PWR1
108(10), pp.791-797,(2017).
寺地巧, 山田卓陽, 岡本マキエ, 有岡孝司, “PWR1
次系模擬水中におけるTT690 合金冷間加工材の寺地巧, 山田卓陽, 岡本マキエ,
有岡孝司, “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,” INSS JOURNAL,
Vol.26, pp. 118-135,
次系模擬水中におけるTT690 合金冷間加工材のSCC 発生評価,” INSS JOURNAL, Vol.26, pp. 118-135,(2019).
SCC 発生評価,” INSS JOURNAL, Vol.26, pp. 118-135,(2019).
寺地巧,(2019). 山田卓陽, 岡本マキエ, 有岡孝司, “PWR1
寺地巧, 山田卓陽, 岡本マキエ, 有岡孝司, “PWR1
次系模擬水中におけるTT690 合金冷間加工材の寺地巧, 山田卓陽, 岡本マキエ,
有岡孝司, “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) TT690‐変形を許容した高応力条
次系模擬水中における合金冷間加工材のSCC 発生評価(第 2 報) ‐変形を許容した高応力条
SCC 発生評価(第 2 報) ‐変形を許容した高応力条

(18)
(18)
(18)

(19)
(19)
(19)

件下での亀裂発生挙動‐,” INSS JOURNAL, Vol.27,
件下での亀裂発生挙動‐,” INSS JOURNAL, Vol.27,
pp.
159-174, (2020).
件下での亀裂発生挙動‐,”INSS JOURNAL, Vol.27,
pp. 159-174, (2020).
pp. 159-174, (2020).
大徹, 寺地巧, 山田卓陽, 國谷耕平, 有岡孝司,
大徹, 寺地巧, 山田卓陽, 國谷耕平, 有岡孝司,
大徹, 寺地巧, 山田卓陽, 國谷耕平, 有岡孝司,“TT690 合金冷間加工材の粒界キャビティ生成型に“TT690 合金冷間加工材の粒界キャビティ生成型による亀裂発生時間の評価,”
INSS JOURNAL, Vol.28,“TT690 合金冷間加工材の粒界キャビティ生成型による亀裂発生時間の評価,” INSS JOURNAL, Vol.28,
pp.
121-130, (2021).
よる亀裂発生時間の評価,”
INSS JOURNAL, Vol.28,
pp. 121-130, (2021).
K.
“2014
W.R. Whitney Award Lecture: Change
pp.Arioka,
121-130,(2021).
K. Arioka, “2014 W.R. Whitney Award Lecture: ChangeinStrengthat Grain
Boundaries
before LongK.Bonding
Arioka, “2014
W.R.
WhitneyAward Lecture:
Changein Bonding Strength at Grain Boundaries before LongTerm
SCC
Initiation,”Corrosion,
71[4],
pp.
403-419,
in Bonding Strength at Grain Boundaries before LongTerm SCC Initiation,” Corrosion, 71[4], pp. 403-419,(2015).
Term SCC Initiation,” Corrosion, 71[4], pp. 403-419,(2015).
(2015).

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-7

照射ステンレス鋼の粒界偏析の TEM-EDS 分析におけるk 因子の検討Anexaminationofk-factorinTEM-EDSanalysisforgrainboundarysegregationinneutron-irradiatedstainlesssteels
三浦

照光（TerumitsuMiura）＊1

瀬戸仁史（HitoshiSeto）＊2

藤井克彦（KatsuhikoFujii）＊1

福谷耕司（KojiFukuya）＊1

要約
中性子照射によりステンレス鋼に生じる粒界偏析は照射誘起応力腐食割れ（IASCC）の原因の一つと考えられており，精度良い定量評価が IASCC 挙動の理解のために求められる．粒界偏析の測定には透過型電子顕微鏡（TEM）とエネルギー分散型 X 線分光分析装置（EDS）が広く用いられ，各元素の濃度は特性 X 線の強度比と元素の濃度比が比例するとする Cliff-Lorimer 法
により求められるのが一般的である．比例定数である k 因子の決定には複数の方法があるが，粒界偏析の測定値に及ぼす影響の程度については良く調べられていない．本研究では，照射量 18.8
dpa のバッフルフォーマボルトの粒界について測定された TEM-EDS データに対して，３種類の方法で決定した k 因子を用いて算出した濃度を比較し，その影響の程度を調べた．Cr と Mn，Mo
については k 因子の決定法を変えても粒界組成と粒界偏析量の測定値は大きく変わらないが，Niと Si についてはその影響が比較的大きいことが分かった．k 因子の決定法の違いによる粒界偏析
量の変化は報告されている Cr や Ni の粒界偏析量のばらつきと比べて小さく，k 因子の決定法の違いが粒界偏析の評価結果に及ぼす影響は小さいことが確認された．また，化学組成を用いて k 因子を補正する方法が，簡便かつ正確に粒界偏析を定量評価できる k 因子の決定法であることが分
かった．
キーワード

中性子照射，ステンレス鋼，照射誘起偏析，粒界，Cliff-Lorimer 法

Abstract
Grainboundary（GB）segregationinstainlesssteelsduetoneutronirradiationsis
consideredtobeoneofthefactorscausingirradiationassistedstresscorrosioncracking（IASCC）;
therefore,accuratequantitativeevaluationsarerequiredtounderstandtheIASCCbehavior.GBsegregationistypicallyevaluatedbyusingtransmissionelectronmicroscope（TEM）
andenergy
dispersiveX-rayspectroscope（EDS）.Toquantifytheconcentrationofeachelement,theCliffLorimermethodisgenerallyused,whichassumesthattheintensityratioofthecharacteristic
X-raysisproportionaltotheconcentrationratiooftheelements.Therearesomemethodsfor
determiningtheproportionalityconstantforeachelement,the“k-factor”,however,thereareonly
afewstudiesabouttheeffectofthedifferenceink-factordeterminationmethodsonquantifiedvaluesof GBsegregations. In the present study, the extent of the effect was investigatedbycomparingtheelementalconcentrationsquantifiedwithk-factorsdeterminedbythreemethods
withrespecttoTEM-EDSdataobtainedforaGBofabaffleformerboltthathadirradiatedtoa.ForCr,Mn,andMo,therewasnotmuchdifferencedoseof18.8dpa（displacementsperatom）
for the GB composition and the amount of GB segregation even if the k-factor determination
methodsweredifferent,whileforNiandSi,theeffectofthedifferenceink-factordetermination
methodswasrelativelylarge.ThechangeintheamountofGBsegregationduetothedifference
inthek-factordeterminationmethodswassmallerthanthereportedvariationintheamountofGBsegregationofCrandNi;therefore,theeffectofthedifferenceinthek-factordetermination
methodsonthequantifiedvaluesofGBsegregationwasconfirmedtobesmall.Itwasalsofoundthatthemethodtocorrecteachk-factorusingthechemicalcompositionofthematerialbeing
analyzedisthemostconvenientandthemostaccurateforquantifyingGBsegregationamongthethreek-factordeterminationmethods.

＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所＊ 2 日本核燃料開発（株）

技術システム研究所

159

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-7

160

Keywords

neutronirradiation,stainlesssteel,radiation-inducedsegregation,grainboundary,
Cliff-Lorimermethod

1. は
 じめに

いる（1）〜（3）．また，近年では３次元アトムプローブ（atom probe tomography, APT）を用いた粒界偏中性子照射を受けたステンレス鋼では，照射誘起析の定量評価も行われるようになっており，TEM-

偏析によって結晶粒界でクロム（Cr）とモリブデ

EDS 分析と APT 分析のどちらの方法でも同等な値

ン（Mo）が欠乏し，ニッケル（Ni）とシリコン（Si）（6）．照射ステンが得られることが確認されている（5）が濃化することが知られている（1）〜（3）．特に粒界でレス鋼について報告されている粒界偏析量（粒界との Cr 欠乏により，照射誘起偏析は軽水炉等の高温バルクの組成の差）と照射量の関係を図１に示す（1）．

水中でステンレス鋼の粒界が優先酸化する原因と考

なお，これらのデータは TEM-EDS 分析により評価（4），
照射誘起応力腐食割れ（irradiation

されたものである．粒界偏析量は照射量とともにassistedstresscorrosioncracking,IASCC）の発生増加する傾向にあり，およそ 10 dpa までは急激に要因の一つとされている．IASCC 挙動の正確な理増加し，それ以上の照射量では緩やかに増加する．

解には，粒界での照射誘起偏析（以降，粒界偏析とCr や Ni，Si については，IASCC が問題となるバッする）の精度良い定量評価が必要となる．粒界偏フルフォーマボルト（baffl
e former bolt, BFB）で析の定量評価には透過型電子顕微鏡（transmission

70 年間の運転に相当する照射量である 70 dpa の中electron microscope, TEM） あ る い は 走 査 透 過性子照射を受けても，偏析が飽和せずに継続してい型 電 子 顕 微 鏡（scanning transmission electron

（2）．しかし，Cr や Si，Mo の粒界偏る様子がある（1）microscope, STEM）とエネルギー分散型 X 線分光

析量には同じ照射量と材料であっても ±1% 程度のえられており分析装置（energy dispersive X-ray spectroscope,

ばらつきが認められ，Ni については ±3% 程度のばEDS）を用いた粒界とその近傍の元素濃度の測定

らつきが認められる．このばらつきの範囲は別の報が古くから行われており，軽水炉で照射された照告者あるいは材料による評価結果も含めるとさらに

射 量 100 dpa（displacements per atom） ま で の大きくなり，照射量に対する変化が小さくなる高照

材料についての評価結果がこれまでに報告されて射量側での粒界偏析の傾向を正確に推定することを

図１

軽水炉照射したステンレス鋼の粒界偏析量（1）INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-7

難しくさせる．
TEM-EDS 分析では分析試料の厚さが数 10 nm から数 100 nm と薄いことから，次節で述べる CliffLorimer 法（薄膜近似法）と呼ばれる方法で元素濃

2.

161

T EM-EDS による元素濃度の定量分析

2.1 定 量分析の原理と k 因子

度が定量評価されることが一般的である．この方法

電子線を物質に入射すると散乱や励起等の相互作では，分析試料が薄いことにより特性 X 線の吸収用を経て，二次電子や反跳電子，特性 X 線等が発生や蛍光励起の効果を近似的に無視し，特性 X 線のする．このうち，特性 X 線はそのエネルギーが元素強度比から比例定数（k 因子）を用いて元素濃度が固有の値を示すことから，元素分析に利用すること定量評価される．比較的良い精度で定量評価できができる．特性 X 線のスペクトル（X 線のエネルギーる方法であるが，k 因子の決定については複数の方とその計数）を半導体検出器により測定し，対象物法があり，研究者により必ずしも統一されていな質を構成する元素の特定やその濃度の定量評価を行い．k 因子決定の任意性が粒界偏析量の報告値に認う方法が EDS 分析法である．EDS 装置は，一般にめられるばらつきの一因になっている可能性がある

走査型電子顕微鏡（scanning electron microscope,ものの，照射ステンレス鋼の粒界偏析について k 因SEM）や TEM，STEM と組み合わせて使用される．

子の決定法の違いが評価結果に及ぼす影響の程度をTEM では厚さが 100 nm 以下の薄膜試料を用いる

系統的に調べた例はほとんどない．そこで本研究でことが多く，かつ電子線のプローブ径が 1 nm 程度

は，照射量 18.8 dpa の BFB 材の粒界について測定と非常に小さいことから，入射電子と相互作用するされた TEM-EDS スペクトルデータに対して，複数試料体積がバルク試料を用いる SEM に比べて小さの方法で決定した k 因子を用いて算出した粒界組成

くなり，EDS 分析の分解能を nm オーダーにまで小と粒界偏析量を比較し，k 因子の決定法の違いが照

さくすることができる（7）．このため，粒界とその射ステンレス鋼の粒界偏析の定量評価結果に及ぼ

周囲数 nm の範囲で生じる偏析による組成変化の評

す影響の程度を調べた．なお，本研究は，フラン

価には TEM-EDS 分析法が用いられる．

ス電力（Électricité de France）の Material Agingステンレス鋼の TEM-EDS スペクトルの例を図２

Institute との共同研究の一環として行ったものでに示す．図中にはステンレス鋼の構成元素から発生ある．

する主要な特性 X 線の位置（エネルギー）も合わ

図２

SUS316 ステンレス鋼の EDS スペクトルの例

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-7

162

せて示した．複数のピークが生じており，鉄（Fe）

線が発生し，強度が増す影響を考慮した蛍光励

や Cr，Ni 等からの特性 X 線と対応している．単一起補正（Fluorescentcorrection）の元素からエネルギーが異なる複数の特性 X 線が発生しており，それぞれ K α 線や K β 線，L α 線等にを行う必要がある．これらの補正を総称して ZAF

区別されている．特性 X 線は，電子線等からエネル

補正と呼び，SEM-EDS 分析においては一般的に用ギーを受けることで原子の内殻電子が放出あるいはいられる補正法である．

高いエネルギー準位の電子軌道へ遷移することによ一方，薄膜試料を対象とする TEM-EDS 分析でり生じた電子軌道の空席に，よりエネルギーの高いは，特性 X 線の強度に対する吸収効果と蛍光励起効

電子軌道から電子が遷移してくる過程で放出される果が小さくなり，近似的に無視できるとされる

（7）

．

（8）

が報告した次式で示す関係式に基X 線である．特性 X 線のエネルギーは電子軌道間のCliff と Lorimer

エネルギー準位の差に相当し，遷移先と遷移元の電づいて対象物質の元素濃度を評価する方法，Cliff-

子軌道の組み合わせにより特性 X 線の種類（K α線

Lorimer 法（薄膜近似法）が TEM-EDS 分析では広等）が定義されている．濃度の高い元素ほど特性 X

く利用されている．

線の計数も大きくなるので，主要構成元素であるFe や Cr，Ni については対応する特性 X 線のピークが明確に認められるが，微量元素の Si やマンガン‫ܥ‬஺ ‫ܯ‬஺ ܳ஻ ߱஻ ܽ஻ ߳஻ ‫ܫ‬஺‫ܫ‬஺ൌή ൌ ݇஺஻ ή ,‫ܥ‬஻ ‫ܯ‬஻ ܳ஺ ߱஺ ܽ஺ ߳஺ ‫ܫ‬஻
‫ܫ‬஻

（1）

（Mn）
，Mo についてはピークの高さが低く，ほとここで，C と I は添え字で示した対象元素（A, B,

んど含まれないリン（P）についてはバックグラウ…）の濃度（wt%）とバックグラウンド強度を差

ンドに近い計数になっている．

し引いた特性 X 線（K α 線）の強度であり，M は原

EDS 分析による元素濃度の定量評価は，原理的子量，Q はイオン化断面積である．ω は蛍光収率でには各元素の濃度比が対応する特性 X 線の強度比あり，イオン化した原子が特性 X 線（K 線）を発生と等しくなるとの考えに基づいて行われる．
ただし，する確率である．αは全 K 線に対する K α線の強度

実際には後述する要因により各元素の濃度比と特性比であり，ε は K 線に対する検出器効率である．な

X 線の強度比は等しくならず，正確な定量評価には

お，CA+CB+ … = 100 である．また，対象が L また補正が必要になる．なお，特性 X 線のエネルギーはは M 線の場合は，K 線の箇所が L または M 線にな

検出器の分解能に依存して一定の幅をもって検出さる．kAB は元素 B の特性 X 線に対する元素 A の特性れるため，濃度の定量評価には特性 X 線のピーク位

X 線の k 因子であり，X 線の発生と検出の相対効率

置から一定のエネルギー幅の領域について積算されを考慮した定数である．

た計数が強度として用いられる．バルク試料を対象

実際の定量評価においては，図２に示したスペクとする SEM-EDS 分析では，対象物質や入射エネル

トルにおける Cr-K β 線と Mn-K α 線のように，エネ

ギーにもよるが，試料に入射した電子は入射面直下

ルギーの近い X 線同士は分離されずに一つのピーの数 100 nm 〜数 µm 程度の範囲と相互作用するたクを形成しているため，K α線の強度を正確に求めめ，その範囲から発生する特性 X 線を分析することるには重なっている特性 X 線のピークを分離してとなる．この際に，評価する必要がある．この処理には deconvolution
や curve fitting と呼ばれるスペクトル解析手法（9）• 入射電子が対象物質の特性 X 線を発生させるが用いられるが，その詳細については本稿では割愛

効率が物質の原子番号により異なることを考する．

慮 し た 原 子 番 号 補 正（Atomic number（Z）
correction）• …試料内部で発生した特性 X 線が検出器に届くまでに試料中の元素によって吸収され，X 線の強度が低下してしまう影響を考慮した吸収補正

2.2 k 因子の決定法
k 因子は計算や実測により決定することができ，その決定法は下記の３つに大きく分けられる．

（Absorptioncorrection）• …試料中の別の元素から発生したエネルギーの高• …計算により求めるスタンダードレス法

い特性 X 線によって二次的に対象元素の特性 X• …標準試料で実測するスタンダード法

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-7

• …分析対象の化学組成で補正する等の上記以外の方法
スタンダードレス法は，イオン化断面積等の報告‫ܥ‬஺‫כ‬‫ܫ‬஺ ܰ஺ ‫ܥ‬஺
‫ܫ‬஺
‫כ‬
,
ή ቆ ൘ ቇ ൌ ݇஺஻ή‫ כ‬ൌ ݇஺஻ ή‫ܥ‬஻‫ܫ‬஻ ܰ஻ ‫ܥ‬஻
‫ܫ‬஻

163

（2）

値を用いて計算により k 因子を求める方法である．

ここで，C * は添え字で示した対象元素（A，B，…）
N は化学組成（wt%）の補正後の濃度（wt%）であり，，

EDS ソフトウェアにはメーカーにより設定された k

C はデフォルトの k 因子を用いて評価した粒内の平因子がデフォルトとして用意されており，デフォル

均濃度（wt%）である．なお，C A*+C B*+…=100 でトの k 因子を用いる方法もスタンダードレス法に含ある．また，k A*B は見かけ上補正された k 因子であまれる．

る．スタンダード法では分析対象によって標準試料

スタンダード法は，組成が既知の標準試料を用いの入手が難しい場合があり，また，正確な k 因子のて k 因子を実測する方法である．k 因子を正確に求測定には標準試料と分析対象とで試料厚さやビーム

めるためには，近似的に無視できるとは言え，試料

電流量等の測定条件がなるべく同等となるように注の吸収効果や蛍光励起効果を考慮して分析対象とす

意する必要があるが，この補正法では標準試料を別る材料と可能な限り近い組成の材料を標準試料とし途準備する必要がなく，標準試料と分析対象との組て EDS スペクトルを取得し，k 因子を決定すること

成や試料厚さ等の測定条件の違いによる影響も考慮が望ましい．

する必要がなく，かつ必要であればスタンダードレ

スタンダードレス法とスタンダード法の特徴等（10）ス法による評価結果に戻すことができる利便性の高の報告によくまとめられている．k

い方法である．当研究所（INSS）では，照射ステ因子の計算値と測定値は，重元素の K 線については

ンレス鋼の粒界偏析の定量評価には化学組成で補正比較的一致するものの，特性 X 線のエネルギーが比した k 因子を用いている．なお，粒内の平均濃度の較的低い軽元素や重元素でも L, M 線については一算出に用いる測定データについては，粒内の平均的致しない傾向にあり，検出器の検出感度が低エネルな組成を適切に代表していることに注意する必要がギー側で敏感に変化するためとされている．また，あり，析出物等による局所的な組成変化が認められ検出器と試料との位置関係のずれや検出器の冷却能るデータは選定から除外する必要がある．

は，堀田らの劣化，検出器ウィンドウのコンタミネーション等

本研究では，k 因子の決定法の違いが照射ステンによって検出器感度が経時変化し，同型の分析装

レス鋼の粒界偏析の定量評価結果に及ぼす影響の程

置であっても装置ごとに k 因子が異なる場合や，同度を，前述の３つの決定法に対応する k 因子として，

じ検出器でも日によって k 因子が変化する場合があ

下記の３種類の k 因子について調べた．

る．最近の EDS 装置では昔に比べて真空度が改善
し，コンタミネーションも起り難くなっており，冷• …デフォルトの k 因子

却能も安定しているが，これらの要因による検出• …標準試料で測定した k 因子

器感度の変化を完全に無くすことは難しい．TEM-• …化学組成で補正した k 因子

EDS 分析で正確に元素濃度を定量評価するためには，分析に用いる装置を用いて，一連の分析ごとに標準試料から EDS スペクトルを取得し，k 因子を測（10）．
定することが望ましいとされる（7）

分析対象の化学組成で k 因子を補正する方法は，

3. 方
 法
3.1 B FB 材の EDS スペクトルの測定

計算や実測以外で k 因子を決定する方法の一つであk 因子の決定法の違いが粒界偏析の定量評価結果

る．この方法は，次式で示すように，デフォルトに及ぼす影響の程度を検討するため，加圧水型軽水の k 因子を用いて評価した粒内における元素濃度を炉（pressurizedwaterreactor,PWR）で使用されミルシート値等の化学分析により評価された分析対

た BFB 材の粒界について TEM-EDS 測定により取象の化学組成と同等値となるように補正するもので得されたスペクトルデータを検討に用いた．ここであり，結果的に k 因子を補正していることと同義に

はデータの測定方法と測定したデータについて述べなる．

る．なお，BFB 材は原子力安全基盤機構の「照射誘起応力腐食割れ（IASCC）評価技術」事業（11）で

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-7

164

使用された C リング試験片の残材である．BFB 材の化学組成を表１に示す．結晶粒径は74µm であり，
冷間加工度は 20% である．302℃で 3.8 × 10-8 dpa/sの照射速度にて，18.8 dpa まで中性子照射を受けている．BFB 材の機械的性質やミクロ組織および粒界組成等は Takakura ら（11）により報告されている．
日本核燃料開発のホットラボにて BFB 材の一部を切断し，研磨により薄板とした後にφ 3 mm ディ
スク形状に打ち抜き，ツインジェット電解研磨により TEM-EDS 測定用の薄膜試料を作製した．分析対象としたランダム粒界を図３に示す．なお，粒界面

図３が電子ビームと平行になるように（紙面に対して粒BFB 材の粒界の TEM 像と隣接粒の回折図形

界が垂直に立つように），薄膜試料の角度を調整し取得した TEM-EDS スペクトルに対して，デフォ

た．TEM（日本電子製 JEM-F200）と EDS（日本

ルトの k 因子を用いて評価した粒界近傍の元素濃度

電子製 JED-2300T）を用いて，粒界上で３点と粒の分布を図４（a）に示す．粒界での Cr と Mo の欠乏界に垂直な方向に ±1,2,3,4,5,10,20,50nm 離れたおよび Ni と Si の濃縮が明確に確認される．

位置において１点ずつ点分析により元素濃度を測定した．なお，加速電圧は 200 kV とし，分析対象元
素は Fe, Cr, Ni, Si, P, Mn, Mo の７元素とした．測定視野の試料厚さは 100nm 以下である．
表１（11）
供試材の化学組成（wt%）

C

Si

Mn

P

S

Ni

Cr

Mo

Fe

0.05

0.55

1.55

0.021

0.025

12.45

17.71

2.26

balance

図４

各決定法で求めた k 因子により評価した BFB 材の粒界近傍の元素分布

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-7

3.2

k 因子の決定

165ての標準試料は販売されておらず，本研究では表３に示す化学分析用の標準試料を候補材として調達し3.2.1 デ
 フォルトの k 因子

た．標準試料の化学組成を表４に示す．なお，JSS
316 と JSS304 は JIS 規格における認証標準物質であ

本研究では，BFB 材の TEM-EDS 測定に使用しり，その化学組成には認証値と不確かさ（ばらつきた EDS システム（日本電子製 JED-2300T）に内蔵の範囲）が明示されている．ただし，調達した材料

されている各元素の k 因子をデフォルトの k 因子とはいずれも化学分析用のため，µm オーダーの均一して使用した．デフォルトの k 因子の値を表２に性は担保されていない．

示す．

一般に，ステンレス鋼は製造過程で析出物が形成されることが珍しくない．析出物が形成している場

3.2.2 標 準試料で測定した k 因子合，位置によって組成が異なるということであり，
TEM-EDS 分析を行う場所の組成が化学組成値と異ステンレス鋼の標準試料を k 因子の測定に用いなる可能性がある．そこで，調達した標準試料につた．ステンレス鋼については TEM-EDS 分析用としいて，日本核燃料開発の電界放出型走査型電子顕微

表２各決定法で求めた k 因子とばらつきの範囲

k 因子の決定法

kCrFe

kNiFe

kSiFe

kPFe

kMnFe

kMoFe

デフォルト

0.89

1.13

0.61

0.66

0.96

2.47

0.89

0.66

＊

1.05

2.21

＊

1.01

2.47 ＊

標準試料（JSS316）

0.92

1.29

標準試料（JSS304）

0.93

1.12

0.95

0.66

化学組成補正

0.85

1.00

0.57

0.44

0.67

1.64

ばらつきの範囲

0.89±0.04

1.14±0.15

0.76±0.19

0.55±0.11

0.86±0.19

2.06±0.41＊デフォルトの値を使用
表３

本研究で使用した標準試料

名称

略称

鋼種

認証／販売機関

日本鉄鋼認証標準物質
JSS652-16

JSS316

SUS316日本鉄鋼連盟日本鉄鋼認証標準物質
JSS651-16

JSS304

SUS304日本鉄鋼連盟ステンレス鋼標準試料
JSMM2058-aJSM316L

SUS316L

JFE テクノリサーチステンレス鋼標準試料
JSMM2054-aJSM304L

SUS304L

JFE テクノリサーチ

表４

標準試料の化学組成（wt%）

標準試料

C

Si

Mn

P

S

Ni

Cr

JSS 316

0.0369

0.628

0.938

0.03270.00148

10.06

16.8

JSS 304

0.0514

0.557

0.925

0.03530.00384

8.04

18.12

JSM 316L

0.022

0.51

1.28

0.036

0.017

12.1

17.2

JSM 304L

0.028

0.27

1.85

0.035

0.010

9.09

19.4

標準試料

Mo

Cu

V

Co

Al

N

Fe

JSS 316

2.06

0.272

0.08920.209

0.002220.0224balanceJSS 304

0.278

0.35020.07460.217

0.00172

0.0604balance

JSM 316L

2.02

0.27

0.046

0.17

<0.0050.0432balance

JSM 304L

0.31

0.52

0.10

0.19

<0.0050.0760balance166

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-7

鏡（field emission scanning electron microscopy,

を含む析出物が形成している可能性が示唆された．

FE-SEM, 日 立 ハ イ テ ク ノ ロ ジ ー ズ 製 SU-70） と

前述のとおり，これらの標準試料は化学分析用で

EDS（AMETEK 製，GENESIS version 6.29J） をあり，SEM や TEM で分析するような微小領域にお用いて面分析により元素分布を調べ，析出物の有無

ける均一性は担保されていないが，JSS 316 と JSSを評価した．加速電圧は 15kV，倍率は 300 倍とし，304 については TEM レベルの分析における標準試

分析対象元素は BFB 材の分析対象元素であった Fe,料として使用に耐え得ると考えられた．そこで，k

Cr,Ni,Si,P,Mn,Mo に硫黄（S）を加えた８元素と因子測定のための標準試料として JSS 316 と JSSした．

304 を選定した．

取得した EDS マップの例を図５に示す．JSS 316

選定した２種類の標準試料（JSS 316，JSS 304）と JSS 304 については，測定した範囲において明確について，集束イオンビーム加工装置（focusedion

な元素の濃縮は認められず，析出物は形成していな

beam, FIB, 日立ハイテクノロジーズ製 FB-2100）

いものと考えられた．JSM 316L と JSM 304L につを用いて k 因子測定用の薄膜試料を作製し，TEM-

いては，Mn と S が同じ場所で濃縮しており，Si に

EDS 測定を実施した．なお，BFB 材の TEM-EDS

ついても濃縮が認められた．なお，Mo も S と同じ測定と同一の装置を用い，電子線照射条件について場所で濃縮しているが，これは Mo と S の特性 X 線も可能な限り同じ条件で EDS スペクトルを取得しのピークエネルギーが近いためであり，S の濃縮をたが，標準試料の測定は BFB 材の測定の３年後に示している．これらの標準試料では，Mn や S，Si

実施している．まず，観察倍率 30 万倍で面分析に

図５

標準試料の SEM-EDS マップの例

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-7

167

より元素分布を調べ，ナノレベルの析出物の有無を定した k 因子の値を表２に示す．なお，JSS 316 と確認した．JSS 316 について取得した EDS マップを

JSS 304 の P については K 線のデフォルトの値を，

図６に示す．Fe 等で輝度が場所によって異なるが，JSS 304 の Mo については L 線のデフォルトの値を

これは試料の膜厚が場所によって異なっているため示した．

と考えられ，ナノレベルの析出物は形成していない
ものと判断した．JSS 304 においても同様に明確な元素の濃縮は認められず，ナノレベルの析出物は形

3.2.3 化 学組成で補正した k 因子
化学組成で補正した k 因子については，次のとお成していないものと判断した．
k 因子の測定に用いるスペクトルデータは，測定りに求めた．まず，図４（a）に示したデフォルトの誤差を軽減する観点から，十分な特性 X 線の計数k 因子を用いて評価した BFB 材の粒界近傍の元素が得られているものである必要があり，長時間電子ビームを照射し続ける必要がある．粒界分析は点分分布について，粒界から ±20,50nm の位置の平均濃Cx,…x=Fe,Cr,…）度をバルク組成（式
（2）
における，

析で行うが，点分析を長時間行うと，コンタミネーと定義した．次に，表１に示した BFB 材の化学組

ションや試料へのダメージの問題が生じる．
そこで，成の濃度比とバルク組成の濃度比を，式（2）のと本研究においては面分析でスペクトルデータを取得

おり，デフォルトの k 因子にそれぞれ乗算／除算し，し，k 因子の測定に用いた．分析エリアは図６に例

化学組成で補正した k 因子を求めた．化学組成で補示した領域と同様のものとし，測定時間は 1800 秒

正した k 因子の値を表２に示す．なお，±20,50nmとした．なお，図２に示した EDS スペクトルは JSS

位置で測定された４点のデータについては，位置に316 について取得したものである．

よって多少のばらつきは認められるものの，析出物取得した TEM-EDS スペクトルに対して，標準試の形成が疑われるような元素濃度の大きな違いは認料の組成情報を EDS ソフトウェアに入力し，k 因子

められず，粒内の平均的な組成を代表するものと判を求めた．BFB 材の TEM-EDS データにおける対断した．

象元素は Fe,Cr,Ni,Si,P,Mn,Mo であったが，P については濃度が小さく，十分な計数が得られないと判断したために対象から除いた．JSS 316 については Fe,Cr,Ni,Si,Mn の K 線と Mo の L 線について
k 因子を求めた．JSS 304 については Fe, Cr, Ni, Si,Mn の K 線について k 因子を求めた．標準試料で測図６

標準試料の TEM-EDS マップ（JSS316）

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-7

168

4. 結
 果

て評価した粒界近傍の元素濃度の分布を図４
（b）と

4.1 決
 定された k 因子

いて評価した粒界近傍の元素濃度の分布を図４（d）図４（c）に，また，化学組成で補正した k 因子を用に示す．図４（a）に示したデフォルトの k 因子を用各決定法による k 因子の値は表２に示したとおり

いて評価した結果も含め，k 因子による元素濃度のであり，決定法の違いによる値のばらつきの範囲は，分布形状に違いはないものの，粒界や粒内での元主要元素（Cr,Ni）では比較的小さく，微量元素（Si,

素濃度は k 因子の決定法ごとに若干異なり，特に Ni

Mn,Mo）
では比較的大きい傾向が認められた．
なお，や Si で k 因子の決定法による違いが比較的大きい傾P については標準試料で求めておらず，ばらつきの向が認められた．

範囲は参考とする．この傾向は元素濃度の大小関係に対応しているように見えるが，より正確には特性
X 線のスペクトルにおける計数の大小関係（Cr-K α>Ni-K α>Mn-K α≈Si-K α≈Mo-L α）に基づく測4.3 k
 因子の決定法による粒界組成と
粒界偏析量の違い

定誤差の違いや，近似的に無視できる程度とは言え，

図４に示した各 k 因子を用いて評価した BFB 材

特性 X 線のエネルギーの大小関係による吸収や蛍の粒界近傍の元素分布について，粒界上の３点で測

光励起の効果の受け易さが関係していると考えられ定した元素濃度の平均値で定義した粒界組成と粒界

る．

から ±20, 50 nm の位置で測定した元素濃度の平均

Cr の k 因子については決定法の違いによるばら値で定義したバルク組成，および粒界組成とバルクつきが最も小さく，0.89±0.04 の範囲に値が認めら組成の差で定義した粒界偏析量を表５に示す．
なお，れたが，Si の k 因子については，標準試料で測定しMn については粒界で偏析する傾向は明確には認めた値が他の方法での値よりも大きくなっており，最られないが，k 因子の決定法の違いによる影響の程小値を示した化学組成補正の値に比べて JSS 304 の度を調べるために合わせて示した．

値は 1.7 倍大きくなった．k 因子測定の際に標準試

粒界組成については，Cr では k 因子の決定法に料から作製した分析試料がやや厚く（〜 100 nm），

よる違いはほとんど認められず，14.50±0.25 wt%

Si からの特性 X 線の吸収効果が大きくなったことの範囲に値が認められた．一方，Ni と Si についてが，標準試料の k 因子が他の決定法で求めた k 因子

は k 因子の決定法による違いが比較的大きく，Ni でよりも大きい一因である可能性がある．Si の k 因子

は 22.43±1.85wt% の範囲で，Si では 2.74±0.56wt%

は 0.76±0.19 の範囲に値が認められ，決定法の違いの範囲で値が変化した．なお，Mn と Mo について

によるばらつきの範囲は Cr の４倍であった．Mo にはそれぞれ 1.63±0.28 wt% と 2.09±0.37 wt% の範囲

ついても，比較的低エネルギーの L 線で評価していで値が変化した．P については標準試料による実測ることから，Si と同様に分析試料の膜厚の影響を受は行っていないが，他の元素の k 因子が変化する

け易いと考えられる．実際に，JSS 316 での Mo のことで影響を受けており，0.318±0.055 wt% の範囲

k 因子は，Si の k 因子と同様に化学組成補正の k 因に値が認められた．バルク組成についても同様に，子に比べて大きい値を示した．Mo の k 因子は 2.06±

Cr では k 因子の決定法による違いはほとんど認め

0.41 の範囲に値が認められ，k 因子の決定法の違い

らないものの，Ni と Si および Mo では比較的大きなによるばらつきが最も大きい元素であった．標準試

違いが認められた．なお，デフォルトの k 因子や標料による k 因子測定においては，作製した分析用試

準試料の k 因子で評価したバルク組成は，表１に示料の状態が k 因子ひいては粒界偏析の定量評価におした化学組成と比較して，Fe 以外の全ての元素にけるばらつきの程度に影響を与え得ることが分かっ

ついて濃度が高い傾向が認められた．
粒界偏析量については，Cr では -3.46±0.21 wt%，

た．

4.2

B FB 材の粒界近傍の元素分布

Mn で は -0.28±0.07 wt%，Mo で は -0.67±0.13 wt%の範囲に値があり，これらの元素の偏析量については k 因子の決定法の違いによるばらつきは小さい取得した BFB 材の粒界の TEM-EDS スペクトル

ことが分かった．一方，Ni と Si ではそれぞれ 8.67

に対して，標準試料により測定した k 因子を用い±0.54 wt% と 2.04±0.42 wt% の 範 囲 に 値 が 認 め らINSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-7

表５

169

各決定法で求めた k 因子により評価した BFB 材の粒界組成とバルク組成および粒界偏析量（wt%）（a）粒界組成k 因子の決定法

Fe

Cr

Ni

Si

P

Mn

Mo

デフォルト

56.48

14.50

22.15

2.21

0.373

1.83

2.46

標準試料（JSS316）

54.11

14.26

24.28

3.03

0.350

1.91

2.06

標準試料（JSS304）

55.67

14.75

21.65

3.30

0.360

1.90

2.37

化学組成補正

59.46

14.46

20.58

2.17

0.263

1.34

1.72

ばらつきの範囲

56.79±2.67

14.50±0.25

22.43±1.85

2.74±0.56

0.318±0.055

1.63±0.28

2.09±0.37

k 因子の決定法

Fe

Cr

Ni

Si

P

Mn

Mo

デフォルト

62.64

17.90

13.50

0.56

0.030

2.13

3.25

（b）バルク組成

標準試料（JSS316）

61.15

17.93

15.07

0.79

0.030

2.27

2.78

標準試料（JSS304）

62.15

18.32

13.28

0.85

0.030

2.22

3.16

化学組成補正

65.46

17.71

12.45

0.55

0.021

1.55

2.26

ばらつきの範囲

63.30±2.16

18.02±0.30

13.76±1.31

0.70±0.15

0.026±0.004

1.91±0.36

2.76±0.49

k 因子の決定法

Fe

Cr

Ni

Si

P

Mn

Mo

デフォルト

-6.16

-3.39

8.65

1.64

0.343

-0.30

-0.79

（c）粒界偏析量

標準試料（JSS316）

-7.03

-3.67

9.21

2.24

0.320

-0.35

-0.72

標準試料（JSS304）

-6.48

-3.57

8.37

2.46

0.330

-0.32

-0.79

化学組成補正

-6.00

-3.25

8.13

1.62

0.242

-0.21

-0.54

ばらつきの範囲-6.52±0.52-3.46±0.21

8.67±0.54

2.04±0.42

0.293±0.051-0.28±0.07-0.67±0.13

れ，k 因子の決定法の違いによるばらつきが比較的と，デフォルトの k 因子は，Si 以外は標準試料で測大きいことが分かった．なお，P については 0.293

定した k 因子と比較的近い値であり，デフォルトの±0.051wt% の範囲で値が変化した．

k 因子でもスタンダード法と概ね近い分析結果が得

5. 考
 察

られることが分かる．また，標準試料で測定した k
因子については，JSS 316 と JSS 304 で互いに比較的近い値を示しており，標準試料ごとの k 因子の違k 因子の決定法の違いが粒界組成と粒界偏析量のいは大きくないことが示唆される．一方，化学組成

定量評価結果に及ぼす影響を BFB 材の粒界につい補正による k 因子は，全ての元素について他の決定て測定された TEM-EDS スペクトルを用いて調べ法による値よりも低い値を示す傾向が認められた．

た結果，粒界組成については，k 因子の決定法が違

これは，表５（b）に示したデフォルトおよび標準試

うことによって Cr と Mn，Mo で ±0.3 〜 0.4 wt% の料の k 因子を用いて評価した際のバルク組成が，Fe

範 囲 で 値 が 変 化 し，Ni で は ±2 wt%，Si では ±0.6

を除いた全ての元素で表１に示した化学組成よりもwt% の範囲で値が変化した．また，粒界偏析量に高い濃度を示したことによる．バルク組成を定義しついては，k 因子の決定法による変化の範囲は Cr

た粒内の４点の測定データが粒内の平均的な組成をや Mo では ±0.1 〜 0.2 wt% と小さいものの，Ni と Si

適切に代表するものであるならば，デフォルトおよでは ±0.4 〜 0.5 wt% と比較的大きくなることが分び標準試料の k 因子は BFB 材の元素濃度を正確にかった．

評価できていない可能性がある．

この粒界組成と粒界偏析量の k 因子の決定法によ

化学組成補正による k 因子が他の k 因子，特に標る違いは，k 因子が決定法ごとに異なることに起因

準試料による測定値よりも値が小さくなった原因とする．表２に示した k 因子を決定法ごとに比較する

して，吸収や蛍光励起の効果が標準試料の測定時

170

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-7と BFB 材の測定時とで異なっていた可能性がある．

• …粒界組成については，k 因子の決定法によって粒界偏析の分析を行う際には粒界面を電子ビームとCr と Mn，Mo で ±0.3 〜 0.4 wt% の 範 囲 で 値 が平行にするために試料を大きく傾斜させる場合が多変 化 し，Ni で は ±2 wt%，Si で は ±0.6 wt% の

く，試料を傾斜させずに測定した標準試料と比べて範囲で値が変化した．また，粒界偏析量につい発生した特性 X 線が検出器に届くまでに試料内をては，k 因子の決定法による変化の範囲は Cr や

通過する距離が変化する．従って，試料の厚さが異Mo では ±0.1 〜 0.2 wt% と小さいものの，Ni となる場合と同様に吸収や蛍光励起の効果が異なるこ

Si では ±0.4 〜 0.5 wt% と比較的大きくなることととなり，傾斜角度や検出器に対するジオメトリにが分かった．

よってはより大きな影響を与え得る．さらに，傾斜• …照射ステンレス鋼の粒界偏析量の報告値には，角が異なると試料ホルダーによって特性 X 線が遮同じ照射量でも報告者や材料によって Cr と Si，蔽される程度も変化し，このことも k 因子の違いにMo で ±1% 程 度，Ni で ±2% 程 度 の 違 い が 認 め

影響を与える可能性がある．

られた．報告者ごとの k 因子決定の任意性がこ

これらの分析条件の違いについては，標準試料でのばらつきの一因となっている可能性があった

k 因子を測定する際になるべく分析対象と同様の測が，本研究で評価した k 因子の決定法による粒定条件（傾斜角度等）で行うことでその影響を小さ

界偏析量の違いは報告値に認められるばらつき

くすることができるが，化学組成により k 因子を補の半分以下であり，k 因子の決定法の違いが粒正する方法では，前述の分析試料の厚さの問題も含界偏析の定量評価結果に及ぼす影響は小さいこめ，分析条件の不一致を完全に回避することができとが確認された．

る．化学組成による補正法での注意すべき点は，バ• …化学組成を用いて k 因子を補正する方法は，標ルク組成として評価した平均濃度が粒内の平均的な準試料で k 因子を測定する際の分析対象との測組成を適切に代表しているかであるが，析出物等の定条件の不一致による影響を完全に回避するこ

局所的な組成変化に注意することで対応できる．ことができることから，簡便かつ正確にステンレのため，化学組成を用いて k 因子を補正する方法が，

ス鋼の粒界偏析を定量評価できる k 因子の決定

簡便かつ正確にステンレス鋼の粒界偏析を定量評価法であることが分かった．

できる k 因子の決定法であると考えられる．
図１に示した照射ステンレス鋼の粒界偏析量の報
告値には，同じ照射量でも報告者や材料によってCr と Si, Mo で ±1% 程 度，Ni で ±2% 程 度 の 違 い が認められた．報告者ごとの k 因子決定の任意性がこのばらつきの一因となっている可能性があったが，本研究で評価した k 因子の決定法の違いによる粒界
偏析量のばらつきの範囲は報告値に認められるばらつきの半分以下であり，k 因子の決定法の違いが粒界偏析の定量評価結果に及ぼす影響は小さいことが確認された．

6. ま とめ
BFB 材の粒界について測定された TEM-EDS ス
ペクトルデータに対して，（1）デフォルトの k 因子と（2）標準試料で測定した k 因子，および（3）化学
組成で補正した k 因子の３種類の k 因子を用いて評価した粒界組成と粒界偏析量を比較し，k 因子の決定法の違いが照射ステンレス鋼の粒界偏析の定量評
価結果に及ぼす影響の程度を調べた．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-7

文
 献

171

Primary Water, in: Proc. 14th Int. Conf. on
Environmental Degradation of Materials in（1）
 福谷耕司，西岡弘雅，藤井克彦，ステンレス
鋼の軽水炉照射挙動，INSS MONOGRAPHS
No.4, 株式会社原子力安全システム研究所，（2009）．
（2）
 K .  F u k u y a ,  K .  F u j i i ,  H .  N i s h i o k a ,  Y .Kitsunai, Evolution of Microstructure and
Microchemistry in Cold-work 316 Stainless
Steels under PWR Irradiation, J. Nucl. Sci.
Technol.43（2006）159-173.
（3）
 M. Song, K. Field, R. Cox, G. Was, Microstructural characterization of cold-worked
316 stainless steel flux thimble tubes
irradiated up to 100 dpa in a commercial
Pressurized Water Reactor, J. Nucl. Mater.
541（2020）152400.
（4）
 福村卓也，三浦照光，藤井克彦，福谷耕司，
橘内裕寿，照射ステンレス鋼の粒界酸化挙動，
INSSJOURNAL,27（2020）NT-8.
（5） 福 谷 耕 司， 藤 井 克 彦，F. Sefta, B. Allouch,
C. Pokor, フランスの PWR 炉内構造物の照射
後 ミ ク ロ 組 織 の 分 析，INSS JOURNAL, 26（2019）NT-8.
（6）
 T.G. Lach, M.J. Olszta, S.D. Taylor, K.H.
Yano, D.J. Edwards, T.S. Byun, P.H. Chou,
D.K. Schreiber, Correlative STEM-APTcharacterization of radiation-induced
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 G.CliffandG.W.Lorimer,“Thequantitative
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（9）
 Energy Dispersive X-ray Microanalysis An
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（2008）．
（10）
 堀田善治，佐野毅，根本実，分析電子顕微鏡
エネルギー分散型 X 線定量分析の手法と応用，日本金属学会会報，28（1989）742-752.
（11）
 K. Takakura, K. Nakata, K. Fujimoto, K.
Sakima, N. Kubo, IASCC Properties ofCold Worked 316 Stainless Steel in PWRNuclearPowerSystems,VirginiaBeach,VA,
August23-27,2009.

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-8172

PWR1 次系模擬水中におけるステライト材の次系模擬水中におけるステライト材の腐食におけるステライト材の腐食挙動
腐食挙動に
挙動に
PWR1 次系模擬水中におけるステライト材のにおけるステライト材の腐食
腐食挙動
挙動に
次系模擬水中におけるステライト材の腐食
挙動に及ぼす溶存水素濃度と温度の影響
及ぼす溶存水素濃度と温度の影響
及ぼす溶存水素濃度と温度の影響
及ぼす溶存水素濃度と温度の影響
Influences of dissolved hydrogen and temperature on corrosion behavior of
Stellite
Alloy inhydrogena simulated
primaryon
watercondition
Influencesof dissolved
andPWR
temperature
corrosion
behavior of
Stellite Alloy in a simulated PWR primary water condition
笹岡

笹岡 孝裕 （Takahiro Sasaoka）*1＊2*1 ＊2 Arioka)
孝裕（TakahiroSasaoka）
山田 （Takahiro
卓陽（TakuyoYamada）
有岡孝司（KojiArioka）
山田 卓陽 (Takuyo
Yamada)*1 有岡Sasaoka）
孝司 (Koji*1
笹岡 孝裕
山田 卓陽 (Takuyo Yamada) *1 有岡 孝司 (Koji Arioka) *1＊1

要約PWR1 次系模擬水環境下においてステライト材の腐食挙動に及ぼす溶存水素(DH)濃度と温度の影響を調べた.内層酸化皮膜の厚さと試験時間から放物線速度定数kp[m2/s]を求めた結果,DH
要約
PWR1 次系模擬水環境下においてステライト材の腐食挙動に及ぼす溶存水素(DH)濃度と温3
濃度影響として 290℃では 15 から 45 cm /kg の DH 濃度範囲では腐食に顕著な変化は確認されず,DH度の影響を調べた.内層酸化皮膜の厚さと試験時間から放物線速度定数kp[m2/s]を求めた結果,DH
濃度はステライト材の腐食に大きな影響を及ぼさない可能性が示唆された.温度の影響を
DH 濃度
濃度影響として 290℃では 15 から 45 cm3/kg の DH 濃度範囲では腐食に顕著な変化は確認されず,DH
3/kg
で250,290,320℃の温度範囲で調べた結果,低温の250℃で内層酸化皮膜厚さが大きくな
30cm
濃度はステライト材の腐食に大きな影響を及ぼさない可能性が示唆された.温度の影響を DH 濃度
る傾向が確認された.これはステライト材の腐食挙動に酸素等の拡散律速反応以外の腐食機構が30 cm3/kg で 250,290,320℃の温度範囲で調べた結果,低温の 250℃で内層酸化皮膜厚さが大きくな
関係することを示唆する.
る傾向が確認された.これはステライト材の腐食挙動に酸素等の拡散律速反応以外の腐食機構が関係することを示唆する.
キーワード
PWR1 次系,ステライト材,溶存水素濃度,酸化皮膜厚さ
キーワード

PWR1 次系,ステライト材,溶存水素濃度,酸化皮膜厚さ

Abstract
The effects of dissolved hydrogen (DH) concentration and temperature on the corrosion behaviorof Stellite Alloy in the simulated PWR primary water system were investigated. As a result of determining
Abstract
The effects of dissolved hydrogen (DH) concentration and temperature on the corrosion behavior
the parabolic rate constants kp [m2/s] from the oxide film thickness and the test time, it was found thatof Stellite Alloy in the simulated PWR primary water system were investigated. As a result of determining
dissolved hydrogen concentration has no significant impact to corrosion rate from 15 to 45 cm3/kg at
the parabolic rate constants kp [m2/s] from the oxide film thickness and the test time, it was found that
290℃.From this result, it was suggested that dissolved hydrogen concentration has no significant impacts todissolved hydrogen concentration has no significant impact to corrosion rate from 15 to 45 cm3/kg at
corrosion behavior in PWR primary water condition at 290℃.As for the effects of temperature of 250, 290,
290℃.From this 3result, it was suggested that dissolved hydrogen concentration has no significant impacts to
320 ℃ at 30 cm /kg, it was found that the oxide film thickness tended to increase at a low temperature ofcorrosion behavior in PWR primary water condition at 290℃.As for the effects of temperature of 250, 290,
250℃. This suggeststhat the corrosion behavior of Stellite Alloy is related to a corrosion mechanism other
320 ℃ at 30 cm3/kg, it was found that the oxide film thickness tended to increase at a low temperature ofthan a diffusion-controlled reaction such as for oxygen.
250℃. This suggests that the corrosion behavior of Stellite Alloy is related to a corrosion mechanism otherthan a diffusion-controlled reaction such as for oxygen.

1.
1.

Keywords

PWR primary water system, Stellite alloy, dissolved hydrogen, oxide film thickness

Keywords

PWR primary water system, Stellite alloy, dissolved hydrogen, oxide film thickness

はじめに
はじめに

面や水質環境面での種々の低減対策が検討・実施され面や水質環境面での種々の低減対策が検討・実施されてきた(3).一方で60Coについては,58Coと比べ系統線量

軽水炉原子力発電所における1次系水質管理は,燃
軽水炉原子力発電所における1次系水質管理は,燃料の反応度制御,構造材の劣化抑制,腐食抑制による(3).一方で60Coについては,58Coと比べ系統線量てきたへの寄与は小さいが,放出されるγ線のエネルギーがへの寄与は小さいが,放出されるγ線のエネルギーが大きいこと(58Co:0.810 Mev 60Co:1.173 Mev+ 1.333

料の反応度制御,構造材の劣化抑制,腐食抑制による
系統線量低減等を目的としており,より良い水質管理(1)
系統線量低減等を目的としており,より良い水質管理.加圧水型原子を達成するための検討がされてきた

58
58 Mev 60Co:1.173
Co:0.810
Mev+ y)こと
1.333
大きいこと(
Co:71.3 d, 60Co:5.27
Mev)や半減期が長い(
58
60
Co:71.3 d, Co:5.27 y)ことMev)や半減期が長い(から長期的にはその影響は無視できない可能性があを達成するための検討がされてきた(1).加圧水型原子力発電(PWR)プラントにおいては,系統線量上昇に寄力発電(PWR)プラントにおいては,系統線量上昇に寄与す る 主 要 な放 射 性 核種と し て,58Coや 60Co があ る

(4)から長期的にはその影響は無視できない可能性があは系統線量に対する58Coと60Coの寄与
る.Terachiら
60
る.Terachiら(4) は系統線量に対する58Coと60Coの寄与
Coのを運転年数で評価し,10年を超えるプラントで与.すCoは蒸気発生器(SG)伝熱管として用いられている 主 要 な放 射 性 核種と し て,58Coや 60Co があ る
58
. Coは蒸気発生器(SG)伝熱管として用いられていNiが溶出し,１次冷却材により原子るNi基合金から

60
Coのを運転年数で評価し,10年を超えるプラントで寄与が58Coよりも大きくなる結果を報告している.長5860
Coよりも大きくなる結果を報告している.長
寄与が期の供用を想定すれば, Coの低減も系統線量低減にるNi基合金から58Niが溶出し,１次冷却材により原子炉内へ持ち込まれ,放射化されることにより生成され60
炉内へ持ち込まれ,放射化されることにより生成されCoは 59Coが放射化されることで生成される.59Coる.

60
Coの低減も系統線量低減に期の供用を想定すれば,対して必要である.SG伝熱管からのNiの溶出の観点か対して必要である.SG伝熱管からのNiの溶出の観点か
ら,690合金からのNiの溶出挙動に関して研究を開始

60
Coは 59Coが放射化されることで生成される.59Co
る.
の主要な放出元はステライト材（主要組成：30Cr-4Wの主要な放出元はステライト材（主要組成：30Cr-4WBal.Co）であるが,優れた耐摩耗性と耐食性を持った(5)
ら,690合金からのNiの溶出挙動に関して研究を開始.一方で,PWR１
して,その成果を前報にて報告した(5).一方で,PWR１
して,その成果を前報にて報告した
次系環境下におけるステライト材の腐食挙動に関す

Bal.Co）であるが,優れた耐摩耗性と耐食性を持った材料で,プラントの弁やポンプの摺動部等に用いられ
58
材料で,プラントの弁やポンプの摺動部等に用いられCoは系統線量への寄与が大きく,これまでに材料る.

(6)～(8)次系環境下におけるステライト材の腐食挙動に関すは少なく,温度やDH濃度の影響についる報告例(6)～(8)は少なく,温度やDH濃度の影響についる報告例ての検討は十分ではない.なお,１次冷却材の水質(2) 58(2) 58る.58Coは系統線量への寄与が大きく,これまでに材料
元（株）原子力安全システム研究所
技術システム研究所*１＊ 1 （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*１（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所ての検討は十分ではない.なお,１次冷却材の水質
現関西電力（株）

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173

管理においては,DH濃度が燃料被覆管や構造材の腐食により Fe 濃度が高くなっていると考えられる.それ

挙動に影響を与えることが従来から知られており,腐ぞれの試験片については,亀裂進展試験に供された食生成物の発生および炉心への移行抑制に関係して0.5TCT 試験片の底面サンプルや腐食試験用に製作し(9)たクーポン試験片(15×15×2 mm)であり,表面は DP3

いる .このため,最適DH濃度の検討がこれまでにも(10)されており,米国電力研究所(EPRI)の報告

μm 研磨仕上げとした.

では高DH

濃度側での管理が検討されており,国内の一部事業者
においては低DH濃度側での管理を検討している(11).系

腐食試験

2.2

統全体でDH濃度の最適化を検討する上でも有効な知試験水は標準的な PWR1 次系模擬水環境中(B:500

見と考えられる.
本研究では,被ばく低減と材料劣化抑制を目指した

ppm, Li:2 ppm)で,DH 濃度は 15,30,45 cm3/kg 条件とより良い水質条件策定に資することを目的に,PWR１

し,試験温度はプラント 1 次系の高温側を模擬した

次系環境下におけるDH濃度と温度の水質条件の違い

290℃と 320℃に加え,温度傾向を調べるために少し低によるステライト材の腐食挙動の変化を調べた.主な

温側となる 250℃について試験した.試験時間は 501

試材には入手が容易な鍛造ステライト材を主に用い～3,488 h とした.試験条件の一覧を表 2 に示す.

たが,実機プラントではステライト材は肉盛溶接され2.3 酸化皮膜観察
酸化皮膜観察ており,腐食挙動に対する金属組織の影響を確認するために,実機取替え弁から採取した肉盛溶接材につい

腐食試験後の試験片については,電界放射型走査電ても試験を行った.

子顕微鏡(FE-SEM,以下 SEM と略す）(Carl Zeiss 製

2. 実験方法ULTRA55）を用いた表面皮膜観察と皮膜断面観察を実施した.またエネルギー分散型 X 線分光法(以下 EDS と

2.1 供試材略す)と,オージェ電子分光分析装置(以下 AES と略す)(ULVAC-PHI 製 SAM-680 型)を用いた組成分析を実腐食試験には表 1 に化学組成を示すステライト 6B

施した.なお,AES 分析のスパッタ条件は加速電圧 2kV,材（AMS5894）(MMC スーパーアロイ(株)製)(以降,鍛造

入射角 30゜,ラスターサイズ 1 mm×1 mm でスパッタ

材とする)および実機 PWR プラント 2 次系主給水ライ

レートは約 15 nm/min とした.

ン系統逆止弁より採取した肉盛溶接材(以降,溶金材

皮膜断面方向からの SEM 観察は,クロスセクションとする)を用いた.溶金材の化学組成は採取した試験

ポリッシャー(CP)により断面試料を作製して行った.

片を組成分析した結果であり,母材側の炭素鋼の影響

材料

鍛造材

溶金材

規格値
(Min)
規格値
(Max)
供試材
供試材

Ni

表１ 鍛造材および溶金材の化学組成（wt%）
Fe
Mn
C
Si
Cr
W

－

－

－

0.70

－

28.00

3.50

－

3.00

3.00

2.00

1.50

2.00

32.00

5.50

－

2.41
0.52

2.71
7.77

1.47
0.18

1.04
0.89

0.59
1.57

29.84
28.88

3.98
4.17

－
0.03

Mo

Co
balancebalancebalance

表2 腐食試験条件
250℃

290℃

320℃

DH 濃度
[cm3/kg]

鍛造材

溶金材

鍛造材

溶金材

鍛造材

溶金材

15

－

－

815 h

－

－

－

2,010 h3,376 h

501 h

501 h

－

－

2,183 h30

3,488 h
762 h

762 h
45

－

3,376 h
815 h

－

817 h

－

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-8

174

3.

実験結果

3.1

鍛造材と溶金材の金属組織

炭化物 2
炭化物 1

図 1 に鍛造材と溶金材の腐食試験前の試験片の表面を SEM 観察した結果を示す.ステライト材の金属組織の特徴として,試料全体に析出物が形成されていた.

母材

また,鍛造材と溶金材では析出物の形態が異なり,鍛造材では粒形をしているのに対し,溶金材では樹枝状であった.これらの析出物は Cr 炭化物であることが知られている(12).

元素

図 2 に溶金材の母材と,輝度の異なる炭化物を EDS

組成比 Wt%
Wt%
母材

炭化物 1

炭化物 2

Cr

23.9

55.9

24.1

Co

60.0

29.3

28.4

Fe

8.0

4.7

3.8

Ni

2.2

0.9

0.9

が増加していた.炭化物 1 は M7C3 や M23C6 の組成をした

Si

1.5

0.9

2.4

Cr が主体の炭化物であるのに対し,炭化物 2 は M6C の

W

4.4

8.3

40.4

で組成分析した結果として C を除いた元素の組成比(Wt%)を示す.なお,全体としては暗い見た目の炭化物
1 が多く析出していた.炭化物 1 は,Cr の組成比が高いのに対し,炭化物 2 では Cr が減り,代わりに W の割合組成をした W の割合が高い炭化物であると考えられ
る.

図 2 ステライト材組成分析結果

3.2

外層腐食生成物

図 3 に 290℃で DH 濃度を変えた鍛造材の表面皮膜
を SEM 観察した結果を示す.いずれも母材表面は数十nm サイズの小さな粒径の酸化物で覆われており,表面全体には 100 nm 程度の大きさの多角形の酸化物が点10 μm在する形で形成されていた.試験した 290℃,DH 濃度
15,30,45 cm3/kg 条件では,SEM 観察において表面皮膜の形態に大きな違いは認められなかった.
図 4 に DH30 cm3/kg 条件で温度を変えた鍛造材の表(a)鍛造材

面皮膜を SEM 観察した結果を示す.最も低温条件の250℃と,290℃と 320℃条件では,表面皮膜の様子に僅かに違いが見られた.290℃と 320℃条件では 100 nm
程度の大きさの粒状の酸化物が炭化物上では多く観察されたが,母材表面では同様の酸化物はほとんど形成されておらず,10 nm 程度の小さな粒径の酸化物で覆われていた.一方で,250℃条件では母材表面にも10 μm

100 nm 程度の大きさの酸化物が多く形成されており,
母材表面でより酸化物が形成されている様子が観察された.これは 250℃で腐食生成物の形成が多いこと(b)溶金材
図 1 ステライト材金属組織 SEM 観察結果を示唆する.

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-8

炭化物

175

炭化物

母材

母材
母材
1 μm

1 μm

母材

(a)250℃,2,183 h(a)DH15 cm3/kg,815 h

炭化物
母材

母材

炭化物

炭化物

1 μm

1 μm

(b)290℃,3,488 h(b)DH30 cm3/kg,815 h

炭化物

母材

母材

炭化物

1 μm

1 μm

(c)DH45 cm3/kg,817 h(c)320℃,2,010 h

図 3 ステライト鍛造材表面皮膜 SEM 観察結果
(DH 濃度変化)

図 4 ステライト鍛造材表面皮膜 SEM 観察結果
(温度変化)

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-8

176

3.3

内層酸化皮膜観察された.290℃では内層酸化皮膜厚さや酸化の様子など,DH濃度による腐食挙動に大きな違いは見られ試験環境による内層酸化皮膜の違いについて,断面なかった.

方向からの観察結果として図5に290℃でDH濃度15と図6にDH濃度30 cm3/kg条件における250,290,320℃

30と45 cm3/kg条件の鍛造材の観察結果を示す.母材とでの鍛造材の観察結果を示す.最も低温条件の250℃

炭化物では母材側で酸化が進行しており,薄く均一なではより酸化が進行し母材側に厚い内層酸化皮膜が内層酸化皮膜が形成されていた.また,母材/炭化物境形成されていた.290℃と320℃では腐食挙動に大きな界面の母材側で酸化が深くまで進行している様子が違いは認められなかった.

炭化物

母材

母材

100 nm酸化領域
酸化領域

内層酸化皮膜
内層酸化皮膜200 nm

炭化物(a)250℃,2,183 h(a)DH15 cm3/kg,815 h

炭化物

母材

100 nm
母材

200 nm

炭化物(b)DH30 cm3/kg,815 h

母材(b)290℃,3,488 h

炭化物
母材
1100
00nmnnmm
100(c)DH45 cm3/kg,817 h

図 5 ステライト鍛造材皮膜断面 SEM 観察結果
(DH 濃度変化)(290℃)

200 nm

炭化物(c)320℃,2,010 h

図 6 ステライト鍛造材皮膜断面 SEM 観察結果
(温度変化)(DH30 cm3/kg)

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-8

177

また,溶金材の皮膜断面観察結果として,図7の様なであり,横軸はスパッタ時間,縦軸は各元素の検出強炭化物が密集し,母材が炭化物に囲まれている領域で度でスパッタ時間が増える程より深さ方向の結果とより酸化が進行している様子が認められた.

なる.分析結果から,スパッタ初期は O と Cr のピークが大きく,時間経過と共に Co や Fe のピークが緩やかに上昇しており,試料表面には Cr を主体とした酸化皮膜が形成されていると考えられる.その後,O のピー
クが減少すると共に Co のピークが上昇しており,表炭化物

層付近の酸化皮膜中では Co 濃度が低下していると考

炭化物

酸化領域

えられる.Ni と C はピーク変化が小さかった.
図 9 に 250℃,DH30 cm3/kg 条件の試験片を 45°に炭化物

トレンチ加工した断面を,AES により組成マッピング
100 nm

炭化物

した結果を示す.内層酸化皮膜中の O の検出位置と Coが検出されていない位置が良く一致していた.また母材側よりも Cr が強く検出されている位置も同様の位置であり,この結果から内層酸化皮膜中では Co が欠

図7 溶金材の特徴的な酸化の様子
3(320℃,DH30 cm /kg,3,376 h)

乏し,Cr が濃化している様子が分かる.また Fe についても Co と同様に低下していた.

皮膜断面観察結果から,母材表面の内層酸化皮膜厚

図 10 に内層酸化皮膜の母材側から表面への組成変さおよび母材/炭化物境界での酸化深さをSEMにより化を AES によりライン組成分析した結果を示す.内層測定した結果を表3に示す.測定結果は,皮膜断面を観

酸化皮膜中では O と Cr は表層付近程強度が高く,一方察した約500 μm程度の範囲の測定結果の平均値であで Co と Fe は表面に向かうに従い強度が低下しておる.

り,逆の傾向が見られた.Co が溶出し濃度が低下した部分で Cr の濃化が起きている結果と考えられる.な

3.4

AES酸化
AES酸化皮膜
酸化皮膜組成皮膜組成分析
組成分析

お,ステライト中において Fe は Co の 1/20 程度の組成比にも関わらず,Co と同程度の強度が検出された.こ3

図 8 に鍛造材の 320℃,DH30 cm /kg 条件の試験片をの理由として,Fe と Co のピークエネルギーが上手く

AES により深さ方向に組成分析した結果を示す.測定

分離できておらず,Co のピークカウントを含んだ結果

範囲は炭化物と母材を含んだ約 200 μm 四方の領域となっている可能性が考えられる.

DH 濃度[cm3/kg]
15

30

45

表3 ステライト材の母材と母材/炭化物境界の内層酸化皮膜厚さ測定結果 [nm]
250℃
290℃
320℃
鍛造材
溶金材
鍛造材
溶金材
鍛造材
溶金材
－

－

102
475
(2183 h)43
81(762 h)－40332(762 h)36
109.3(815 h)38
222(3488 h)28
113(815 h)－43275(3376 h)

－

－

41
305
(2010 h)38281(3376 h)43135(501 h)44170(501 h)

32
－
－
－
308
(817 h)上段／中段／下段：内層酸化皮膜厚さ／母材/炭化物境界酸化深さ／試験時間－

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-8178

図8 AES深さ方向組成分析結果(320℃,DH30 cm3/kg,2,010 h)

ライン分析位置ライン分析位置

デポ

内層酸化
内層酸化皮膜
酸化皮膜
母材

デポ:表面保護成膜
ＣＯ

500 nm

酸化領域

500 nm

500 nmCr

500 nm

Ni

Co

炭化物

Cr の濃化500 nmFe

500 nm

Co の欠乏図9 トレンチ断面AES組成マッピング結果(250℃,DH30 cm3/kg,2,183 h)

図 10 図 9 に示した分析位置の AES 組成ライン分析結果

500 nmINSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-8

考察

4.

179

行し,溶金材は炭化物が樹枝状のため母材と炭化物が接している範囲が広いことが,溶金材でより酸化が進

4.1

ステライト材の腐食挙動行した理由と考えられる.
500

腐食試験後のステライト材の酸化皮膜断面を観察側で優先的に酸化が起こっており,図9および10で示したAESによる酸化皮膜の組成分析結果から,内層酸
化皮膜中ではCo濃度の低下とCr濃度の増加が確認された.同様の結果がHockingら[7]により報告されており,PWR1次系模擬環境下(300℃,DH18 cm3/kg,pH 10.3)

母材/炭化物境界
酸化深さ[nm]

した結果として,母材表面と母材/炭化物境界の母材

鍛造材
溶金材

400
300
200
100
0

でStellite-6サンプル(52.1-58.6% Co, 27-31% Cr,

250

3.5-5.5% W, 3% Ni, 3% Fe, 1% Mn, 0.9-1.4% C, 1.5%
Si, 1.5% Mo)に形成された表面酸化皮膜をXPS(X線光電子分光法)による深さ方向組成分析した結果として,時間経過に伴い表面酸化皮膜中でのCo濃度の低下と290
試験温度[℃]320

図 11 鍛造材と溶金材の母材/炭化物境界酸化深さの比較(DH30 cm3/kg)

Cr濃度の上昇を確認しており,Coの溶出が起きた結果としている.Hockingらは酸化皮膜の成長はCoの酸化

母材/炭化物境界で酸化が進行する明確な理由につ皮膜中での体拡散によるとしており,Maffiotteら (8)いては分かっていないが,Hussainら(13)は炭化物の種も同様に体拡散による材料中からのCoの外方拡散と,類によって腐食挙動が変化することを報告している.

環境中からの酸素の内方拡散によりCoが酸素と置き

彼らはM7C3タイプのCrリッチ炭化物では境界部で腐食換わる結果,酸化皮膜が成長する機構を提案している.

が起こるが,それ以外の例えばM12CタイプのWリッチな

またCrの濃化については,酸化皮膜―溶液界面におけ炭化物(Co6W6C)では腐食は起こらず,M7C3タイプのCrリる酸化皮膜中から溶液中へのCoの優先的な溶出が母ッチ炭化物とCo母材の境界で優先的な腐食が起こる

材中から酸化皮膜中へのCoの拡散よりも速く,酸化皮

理由について,ステンレスの鋭敏化の様にCr炭化物境

膜中のCoが欠乏する結果として相対的にCrの濃化が界の母材中でのCrの欠乏が影響していると報告して起こるためとしている.

いる.しかし彼らの分析結果からは境界部でのCrの欠乏を確認できておらず,直接的なエビデンスは無いと4.2

鍛造材と溶金材の違いしている.
Hussainらはその他に母材/炭化物境界部で腐食が鍛造材と溶金材の金属組織の違いとして炭化物の生じた理由として,電気化学影響についても考察して析出形態が異なっているが,表面皮膜観察と皮膜断面

いる.M7C3やM23C6タイプの炭化物はM12Cタイプの炭化物観察から内層と外層の腐食形態は良く似ていた.また

よ り も 貴 な 電 位 を 持 ち (M12C-type表3で示した母材表面の酸化皮膜厚さ測定結果も,同

carbide,°−1

at 1150 ℃, M7C3-type carbide,°−1

at 1127 ℃),母材との電位差がΔG =−130 kJ mol

じ水質条件では両者は良く似た酸化皮膜厚さの傾向

ΔG =−226 kJ molを示した.また,母材/炭化物境界の母材側で優先酸化大きくなることで腐食が起こると報告している.

する傾向も両者で類似していたが,酸化深さの測定結

母材/炭化物境界では腐食が起こりやすく,また溶果の比較ではかなりバラつきが大きい結果であった.

金材では鍛造材よりも母材と炭化物が接する境界部

図11に鍛造材と溶金材の母材/炭化物境界の酸化深さの範囲が広くより影響を受けた結果として,酸化領域の測定結果を示す.比較対象はなるべく試験時間が近が深くなったと考えられる.一方で炭化物がステライ

いものを選定した.平均酸化深さは溶金材の方が鍛造ト中に占める割合は5%程度と少なく(7),系統線量に影材よりも大きい傾向であった.この理由として鍛造材響するCoの溶出には母材表面での腐食が大きく関係と溶金材の炭化物の析出形態の違いが関係しているしていると考えられることから,鍛造材と溶金材ではと考えられる.酸化は母材/炭化物境界の母材側で進Co溶出量に大きな違いはないと考えられる.

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-8

180

4.3

試験時間と酸化皮膜
試験時間と酸化皮膜厚さの関係
酸化皮膜厚さの関係

アレニウス型の温度依存性を示すと考えられる(15)(16).
そのため,290℃よりも320℃条件でよりCoイオンの拡

図12に鍛造材と溶金材の試験時間と酸化皮膜厚さ

散に伴う腐食溶出と母材の酸化が進行した結果,よりの関係について示す.類似の先行研究との比較のた(6)厚い内層酸化皮膜が形成されたと考えられる.

(7)

め,Taylorら とHockingら との腐食試験結果を合

赤 丸 で 示 し た 最 も 低 温 条 件 の 250℃,DH 濃 度 30

わせて示す.HockingらはAESにより酸化皮膜厚さを測

cm3/kg条件の試験結果は,他の試験条件と比べ試験時

定し,Taylorらは放射性Coの溶出量を腐食溶出量[mg・間に対する酸化皮膜厚さが大きく,放物線則を示さな-2-1dm ・month ]として測定している.Taylorらの結果かかった.保護性の低い不完全な保護皮膜の形成や,形

ら酸化により皮膜が成長している部分と腐食溶出し成された保護皮膜の破壊が起こることにより拡散律ている部分が同じと仮定し,腐食溶出量をステライト

速に則った酸化皮膜の成長ではなく,直線則に則った

材中 のCoの密 度(ス テラ イ ト材 密度 ×Coの存 在比

酸化皮膜の成長が起こった可能性が考えられる.

(wt%))で割ることにより皮膜成長量を概算し,試験時

一方で250℃,高DH濃度条件のTaylorらの結果は酸間当たりの酸化皮膜厚さを求めた.

化皮膜厚さの算出方法が異なるが,290℃,320℃の試

290℃と320℃条件における試験時間と酸化皮膜厚験データに近く,放物線則に則った酸化皮膜の成長傾さの試験結果はそれぞれ放物線則に則った成長曲線向が見られた.明確な理由は分からないが,DH濃度がと良い相関関係が見られた.この結果については酸化50 cm3/kg付近と高い条件であることが関係しているの初期段階で安定な保護皮膜が形成され以降の腐食可能性が考えられる.同様にTaylorらの250℃の試験を抑制しているためであり,AESによる酸化皮膜分析

結果として,DH濃度4.5 ～ 6 cm3/kgの低DH濃度条件で結果からも母材表面にはCr酸化物の保護皮膜が形成

は,高DH濃度条件と比べ酸化皮膜厚さが1.5倍程度大されていると考えられる.保護皮膜が形成され緻密できくなっており,250℃条件ではDH濃度により腐食挙

均一に表面を覆っている場合,腐食反応は抑制され以動が変化し,高DH濃度側で腐食が抑制される可能性が降の反応はこの保護皮膜を通しての物質輸送(金属イ

示唆された.
ステライト材の腐食挙動には形成される酸化皮膜

オンの外方拡散,または酸素イオンの内方拡散)によ(14).金属の拡散速度の保護性が強く関係していると考えられるため,酸化はFickの第一法則と拡散係数の温度依存性を表す式

皮膜の組成や形態等の詳細な性状分析を今後検討しにより計算でき,高温条件下ほど拡散速度が増加するていく.

り律速されることが知られている

200
250℃(鍛造材)
250℃(溶金材)
250℃,DH4.5～6(Taylor[6])290℃(鍛造材)
290℃(溶金材)
250℃, DH46～49(Taylor[6])320℃(鍛造材)
320℃(溶金材)
300℃, DH18(Hocking[7])酸化皮膜厚さ[nm]150250℃近似線
320℃近似線
100

50

290℃近似線
0
0

1000

2000

3000

試験時間t[h]図12 試験時間と酸化皮膜厚さの関係

4000

5000

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-8

腐食挙動へのDH
腐食挙動へのDH濃度と温度の影響
DH濃度と温度の影響

4.4

181

Coが溶出しCrが濃化する.
(2)鍛造材と溶金材では金属組織の違いとして炭化表3に示した酸化皮膜厚さ測定結果から,試験時間

物の析出形態が異なっているが,表面皮膜観察との異なる試験片について次式により放物線速度定数

皮膜断面観察から内層と外層の腐食形態は良く2

kp [m /s]を求めた.

似ていた.また,母材表面の酸化皮膜厚さ測定結果も同じ水質条件では両者は良く似た傾向を示� � 2� �した.一方で母材/炭化物境界の酸化深さは鍛造(1)

材よりも溶金材で平均的な酸化深さが大きい傾
ここで,X は酸化皮膜厚さ[m],kp は放物線速度定数2向が見られた.母材/炭化物境界での優先酸化に[m /s],tは時間[s]である.内層酸化皮膜の成長が保護は母材中でのCrの欠乏や,炭化物と母材との電位皮膜を通したイオンの拡散に律速であると仮定し,酸差による電気化学影響等が考えられ,環境条件や化皮膜厚さのデータから(1)式によりkpを求めること試験時間とはあまり相関関係がなかった.

で試験時間の異なる試験片の腐食影響を相対的に評(3)試験時間と酸化皮膜厚さの関係から,250℃条件

価した.温度依存性については,250℃条件が保護皮膜を除き290℃と320℃条件では酸化皮膜厚さは放を通した拡散律速ではない酸化皮膜の成長過程であ物線則に則った皮膜の成長曲線と良い相関関係

る可能性が考えられることから比較から除外した.なが見られた.酸化の初期段階で保護性を持った皮

お,290℃と320℃のkpは図12に示した酸化皮膜厚さの膜が形成され,以降の酸化を抑制した結果と考え傾向からも分かるように320℃が290℃よりも大きく,られる.一方で250℃の試験結果は直線則の様な約1.5倍大きかった.

酸化皮膜の成長が見られ,温度条件が保護皮膜の

図13に290℃での鍛造材のkp平均値のDH濃度依存性を示す.標準偏差をエラーバーとして示した.DH濃度3形成や安定性へ影響した結果,酸化が進行した可能性が考えられる.

影響として,わずかに15 cm /kg条件で大きい傾向があ(4)内層酸化皮膜厚さからkpを求め,腐食挙動に及ぼるが,kpに及ぼすDH濃度依存性は大きくないことがわ

すDH濃度の影響を評価した結果,290℃でDH濃度

かった.

15,30,45 cm3/kgの範囲ではkpに及ぼすDH濃度依
存性は大きくないことがわかった.320℃についても290℃と同様に放物線則に則った皮膜の成長

1.E-21が見られたことから,DH濃度の影響は少ない可能

815 h
815 h

817 h

性が考えられる.一方で250℃条件ではDH濃度にKp[m2/s]

より腐食挙動が変化し,高DH濃度側で腐食が抑制
1.E-22される可能性が示唆された.

謝辞
1.E-23
0

10

20

30

40

50

DH濃度[cm3/kg]

本研究の実施にあたり多大な協力を頂いた関電プ
ラント（株）の村上 公治氏, 黒崎 登氏に深く感謝いたします．

図 13 鍛造材の kp に対する DH 濃度の影響(290℃)

文献
5.
. まとめ
(1) 乙葉啓一, 石榑顕吉, 内田俊介, 原口和之, 塚PWR1次系模擬環境下におけるステライト材の腐食挙動について調べた結果,以下のことが分かった.

本雅昭, 平野秀郎, 塚田隆, 山崎健治, 布施元
正, 西村孝夫, 磯部毅 , 瀧口英樹, “原子力の(1)ステライト材の腐食は主として母材表面と母材

安全と信頼を支える水化学の役割と課題 軽水/炭化物境界の母材側で起こり,酸化皮膜中では

炉時代の技術課題への取組み,” 第 巻Vol. 49,

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-8

182

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(2) ける放射線量率低減対策,”
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保険物理, 第 巻19,

T. N.
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Karimi,Corrosion
P. H. Shipway,
A. Stewart,(3) 近江正,
庄司浩之
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1984., 今井俊郎, “国内原子力発

naloguein simulated
conditions,
第 巻
T.
Hussain,Corrosion PWR
of castStellite-3a(3) 電所における線量低減活動の現状と今後の線量
近江正, 庄司浩之 , 今井俊郎, “国内原子力発

140, Corrosion
Science,pp. 402-411.
naloguein simulated
PWR2018,
conditions,
第 巻

見通しについて,”Jpn.J.Health Phys, 第 巻4
電所における線量低減活動の現状と今後の線量(14) 140,
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NationaCorrosion
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Murashita,
Tanabe,Okada,
Iwaki, Sakata,N(4) Terachi,
Kuge,
Nakano,Yamaguchi,
Nakagawa,の基礎と対策技術ー」
第一報：高温腐食の基礎Ⅰ(15) 野口学, 八鍬浩, “「腐食防食講座ー高温腐食

ishimura,
Shimizu,“Dose
Rate De
Murashita,Umehara
Tanabe,, Okada,Iwaki,
Sakata,N(基礎となる気論),” 第一報：高温腐食の基礎Ⅰ
エバラ時報, 第 巻252, pの基礎と対策技術ー」

ishimura, Factors
Umehara of, Shimizu,“Dose
Rate De
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PWR Primary
Water,”
p

p. 31-39, 2016.
(基礎となる気論),”
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OF CORROSIONO
Fe, STELLITE-6
IN LITHIATED
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D. H. Lister,“MECHANISM
OF TEMPERATURE
CORROSION O
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Science,
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IN LITHIATED
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characterizationof oxide(8) C.
M. Navas,
M. L. Castano, A.
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characterization
oxide
flms
formed“XPSin cobalt-based
alloysofduringcorrosions
at high temperature.,”S
flms formedtests
in cobalt-based
alloys during
URFACEAND INTERFACEANALYSIS,
第 巻30, pp.
corrosions
tests at hightemperature.,”S
161-166,
URFACE
AND2000.
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Water Reactor Primary W
161-166,
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EPRI,Chemistry“Pressurized
Water Reactor
ater Chemistry Guidelines,”
2014. Mitigat(10) EPRI,“Material
Reliability Programof PWSCC in Reliability
Nickel-Base Program
Alloys by
Opti(10) ion
EPRI,“Material
Mitigatmizingthe Primary
Water(MRP-2
ion of Hydrogen
PWSCC in in
Nickel-BaseAlloysby Opti13),”
mizing 2007.
Hydrogen in the Primary Water(MRP-2(11) K.
Hisamune,
13),”
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Chemistry,”
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INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-9

183

米国原子力発電所の異常事象報告書（LER
LER）に関する）に関する
米国原子力発電所の異常事象報告書（
米国原子力発電所の異常事象報告書（LER
LER）に関する
米国原子力発電所の異常事象報告書（LER
LER）に関する
米国原子力発電所の異常事象報告書（LER
LER）に関する
米国原子力発電所の異常事象報告書（
LER）に関する
テキストマイニングによるデータ
データ分析の試行
分析の試行
テキストマイニングによるテキストマイニングによるデータ
データ分析の試行
テキストマイニングによるデータ
データ分析の試行
テキストマイニングによるデータ
テキストマイニングによるデータ分析の試行
データ分析の試行
A trial analysis of license event reports (LERs) of U.S. nuclear power plants by text mining
A trial analysis of license event reports (LERs) of U.S. nuclear power plants by text mining
A trial analysis of license event reports (LERs) of U.S. nuclear power plants by text mining
新崎 雅志（Masashi Shinzaki）＊1＊1
新崎Shinzaki）＊1
新崎雅志（Masashi
雅志（MasashiShinzaki）
新崎 雅志（Masashi Shinzaki）＊1

山口 浩司（Yamaguchi Hiroshi）＊1＊2
山口
Hiroshi）＊1
山口浩司（Yamaguchi
浩司（HiroshiYamaguchi）
山口 浩司（Yamaguchi Hiroshi）＊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
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
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
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
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
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（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．
（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．
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
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，不具合事象
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，不具合事象（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．
関連の用語などに注目して，テキストマイニングによるデータ分析を試行し，その結果をまとめ関連の用語などに注目して，テキストマイニングによるデータ分析を試行し，その結果をまとめ本稿では，米国原子力発電所の異常事象報告（LER：License Event Report）を用い，不具合事象
た．
た．
関連の用語などに注目して，テキストマイニングによるデータ分析を試行し，その結果をまとめキーワード
米国原子力発電所，異常事象報告，テキストマイニング
た．
キーワード
キーワード

米国原子力発電所，異常事象報告，テキストマイニング
米国原子力発電所，異常事象報告，テキストマイニング

Abstract Accidents and failures that have occurred at overseas nuclear power plants can serve as a
Abstract
Accidents
andthefailuresthat stable
have occurred
nuclearpower
plants The
can Instituteserve as ofa
reference for
improvingsafety andoperation atof overseas
nuclear power
plantsin Japan.
referencefor
improving
thefailuressafety andoperationof overseas
nuclearpower
plantsin Japan.
Instituteofa
Nuclear
System,and
Inc.
(INSS)
has stableobtainedand analyzed
information
onpower
accidents
andThefailures
AbstractSafety
Accidents
thathave occurredatnuclearplantscanserveinasthe
Nuclear
SafetySystem,Inc.
(INSS)
hasobtainedand analyzed
information
on madeaccidents
andThefailuresin theUnitedandotherincluding
Europeandnuclear
Asia,
and hasrecommendations
forreferenceStates
for improving
thecountries,
safety andstableoperationofpower
plantsin Japan.
InstituteofUnitedandothercountries,
including
Europeand Asia,
and hason maderecommendationsfor
improvements
prevent
similarfailureevents fromat pressurized
water
reactor
Nuclear States
Safety to
System,Inc.
(INSS)
hasobtainedand occurring
analyzed
information
accidentsand (PWR)
failures powerin theimprovements
failureevents fromoccurringat pressurizedwater recommendations
reactor (PWR) power
plantsJapan.toUnitedinStates
andprevent
other similarcountries,
including
Europeand Asia,
and has madeforplantsJapan.
In
this inpaper,
wea trialanalysisby events
text mining
license event
reports (LERs)
U.S. nuclear
improvements
to madeprevent
similarfailurefrom ofoccurringat pressurizedwater ofreactor(PWR) power
In this inpaper,
wewe
madea trialby texttomining
license(LERs)andof we
U.S.summarized
nuclear power
plantswhich
focusedonanalysis
terms related
failure of
eventsandeventotherreports
information,
theJapan.
plantswhich
focusedonanalysis
terms related
failure of
eventsandeventotherreports
information,theresultsherein.
In this inpaper,
wewe
madea trialby texttomining
license(LERs)andof we
U.S.summarized
nuclear power
resultsherein.
plants inwhich we focused on terms related to failure events and other information, and we summarized theresults herein.U.S. nuclear power plants, license event reports, text mining
Keywords
Keywords
Keywords

U.S. nuclear power plants, license event reports, text mining
U.S. nuclear power plants, license event reports, text mining

1. は
1.
はじめに
じめに
1. はじめに
1. はじめに
原子力安全システム研究所では，米国を中心に欧州，
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
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 PWR 発電所で発生す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 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いる．
価し，類似の不具合事象が国内の 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いる．
これら個別の事故・故障情報の分析に加えて，テキることを防止するための改善提言を行っている．
これら個別の事故・故障情報の分析に加えて，テキストマイニングによるデータ分析すなわち計量テキ
これら個別の事故・故障情報の分析に加えて，テキストマイニングによるデータ分析すなわち計量テキ
スト分析を活用することにより，更に有効な教訓・提ストマイニングによるデータ分析すなわち計量テキ
スト分析を活用することにより，更に有効な教訓・提言等を引き出せる可能性がある．
スト分析を活用することにより，更に有効な教訓・提言等を引き出せる可能性がある．
本稿では，海外の事故・故障情報の分析データを基
言等を引き出せる可能性がある．
本稿では，海外の事故・故障情報の分析データを基に，不具合事象関連の用語などに注目して，テキスト
本稿では，海外の事故・故障情報の分析データを基に，不具合事象関連の用語などに注目して，テキスト
マイニングによるデータ分析を試行し，その結果をまに，不具合事象関連の用語などに注目して，テキスト
マイニングによるデータ分析を試行し，その結果をまとめた．
マイニングによるデータ分析を試行し，その結果をまとめた．
本分析に用いる情報ソースは，①公開情報であることめた．
本分析に用いる情報ソースは，①公開情報であること，②国内の商用原子力発電所と型式（PWR
および本分析に用いる情報ソースは，①公開情報であること，②国内の商用原子力発電所と型式（PWRおよびBWR）が同じであること，③記載内容が充実していると，②国内の商用原子力発電所と型式（PWRおよびBWR）が同じであること，③記載内容が充実していることから，米国原子力発電所の異常事象報告（LER）
BWR）が同じであること，③記載内容が充実していることから，米国原子力発電所の異常事象報告（LER）
ことから，米国原子力発電所の異常事象報告（LER）＊１（株）原子力安全システム研究所
技術システム研究所＊ 1 元（株）

原子力安全システム研究所
技術システム研究所＊１（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＊１（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所を採用した．なお，LER は，米国連邦規則 10CFR50.73を採用した．なお，LER は，米国連邦規則 10CFR50.73“License
event report system”に定める報告基準を採用した．なお，LER
10CFR50.73“License event reportは，米国連邦規則
system”に定める報告基準に基づき事業者から米国原子規制委員会（NRC）に提“License
event report system”に定める報告基準に基づき事業者から米国原子規制委員会（NRC）に提出される異常事象報告である．
に基づき事業者から米国原子規制委員会（NRC）に提出される異常事象報告である．
また，テキストマイニングによるデータ分析用のソ出される異常事象報告である．
また，テキストマイニングによるデータ分析用のソ
フトウェアには，KH
Coder（樋口，2019）を用いた．
また，テキストマイニングによるデータ分析用のソ
フトウェアには，KH
Coder（樋口，2019）を用いた．
フトウェアには，KH Coder（樋口，2019）を用いた．

2.
子力関連の専門用語の辞書作成
2. 原原子力関連の専門
の専門用語
原子力関連
の専門用語の辞書
用語の辞書作成の辞書作成

2. 原子力関連の専門
原子力関連の専門用語の専門用語の辞書
用語の辞書作成の辞書作成
2. 原子力関連の専門
原子力関連の専門用語の専門用語の辞書
用語の辞書作成の辞書作成
KH Coder では，テキスト型データの中から一般的
KH Coder では，テキスト型データの中から一般的な単語は自動的に取り出せるが，
原子力関連の専門用
KH Coder では，テキスト型データの中から一般的な単語は自動的に取り出せるが，
原子力関連の専門用
語は自動的に取り出せない．そのため，まず始めに，な単語は自動的に取り出せるが，
原子力関連の専門用
語は自動的に取り出せない．そのため，まず始めに，
機器名や不具合事象名などの辞書を作成した．
辞書の語は自動的に取り出せない．そのため，まず始めに，
機器名や不具合事象名などの辞書を作成した．辞書の作成に当たって，KH
Coder を用いて 2010 年から
2018
機器名や不具合事象名などの辞書を作成した．
辞書の作成に当たって，KH Coder を用いて 2010 年から
2018
年の
LER 分析データ（2,779件）より自動的に取り出作成に当たって，KH
Coder
を用いて
2010
年から
2018
年の LER 分析データ（2,779 件）より自動的に取り出した単語約24,000
語から，出現回数が少ない単語を
年のLER 分析データ（2,779件）より自動的に取り出した単語約24,000 語から，出現回数が少ない単語を除き，「原子+炉→原子炉」，「運転+不能→運転不能」
した単語約
24,000 語から，出現回数が少ない単語を除き，「原子+炉→原子炉」，「運転+不能→運転不能」などを複合語として指定して，2,400語を抽出・整理
除き，「原子+炉→原子炉」，「運転+不能→運転不能」などを複合語として指定して，2,400語を抽出・整理などを複合語として指定して，2,400 語を抽出・整理

現（公財）原子力環境整備促進・資金管理センター

184

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-9

した．
なお，原子力関連の専門用語の抽出・整理にはか

表1 不具合事象関連の抽出語なりの作業量を要した．

3.. どのような不具合事象が多いか
3
どのような不具合事象が多いか
2010年から2018年のLER分析データのうち事象概要，原因および対策を対象に，テキストマイニング
によるデータ分析を行い，不具合事象関連の用語を抽出した．表1に，不具合事象関連の抽出語を降順に示す．
「トリップ」，「漏えい」，「故障」，「運転不能」，「喪失」，「逸脱」，「損傷」等の出現回数が多かった．
なお，「漏えい」の出現回数は，「漏洩」，「漏れ」または「リーク」の各出現回数も含め合算している．

4
どのような不具合事象が増えた
たか4.. どどのような不具合事象が増えのような不具合事象が増えたか
前項で抽出した不具合事象関連の用語を，年別（2010年，2011年 … 2018年）に再抽出した．表2に，年別の不具合事象関連の抽出語を降順に示す．
表2 年別の不具合事象関連の抽出語

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-9185

全期間[2010～2018 年]と同様に，各年とも出現回数「漏れ」，「リーク」のいずれかが含まれている不具合事の上位をほぼ「トリップ」
，
「漏えい」
，
「故障」
，
「運転不

象を集計できるようにコーディングルール・ファイルを

能」
，
「喪失」
，「逸脱」
，
「損傷」で占めている．2010 年作成した．このような用語のばらつきは，発電所で慣例

から 2018 年の 9 年間の各年において，出現回数の上位的に使用されていたり，分析担当者による翻訳の仕方のについては，出現回数は年毎に異なるが，出現順位に大違い等によるもので，分析に当って，ここまで細かく用

きな変化はなく，特定の不具合事象関連の抽出語に増加

語の翻訳の仕方をルール化していないことから，テキス

傾向や減少傾向は見られなかった．

トマイニングによるデータ分析では，このような手間をかける必要が生じる．

5
共起ネットワークの作成
5.. 共起ネットワークの作成

このコーディングルール・ファイルを読み込んで検索
した結果，
「漏えい」
，
「漏洩」
，
「漏れ」または「リーク」

更に，KH Coder を用いて，出現回数上位の「漏えい」を含む不具合事象において，図中に赤太一点鎖線で囲っと関連する抽出語が共通に出現する関係（共起関係）をたように「点検で〇〇配管溶接部からの漏れを確認」，

円と線で示す共起ネットワークを作成した．結果を図 1「シール部からのリーク発生」，「漏えい試験実施時の△に示す．

△弁からの漏えい」などの出現回数が高いことが分かっ

共起ネットワークの作成に先立ち，
「漏えい」
，
「漏洩」
，

た．

図 1 「漏えい」と関連する抽出語との関係を示す共起ネットワーク

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-9

186

6.. 機6
機械学習による原因分類
械学習による原因分類

また，出現回数上位の「漏えい」について共起ネッ
トワークを作成したところ，「点検で〇〇配管溶接部

次に，KH Coder を用いた機械学習によって，不具からの漏れを確認」，「シール部からのリーク発生」，

合事象の原因分類を検討させることで，分析者の行う「漏えい試験実施時の△△弁からの漏えい」などの出

分析評価の作業量の低減につながる方策が得られる

現回数が高いことが分かった．

のではないかと考えた．
2010 年から 2018 年の LER 分析データ（事象の件名，更に，機械学習によって原因に対する原因分類を行い，原因分類の一致率を測定したところ，管理不良お概要，原因および対策に，原因分類，国内 PWR プラン

よび外部事象の原因分類の一致率は 100%となったが，トへの対策の要否などの分析評価を加えたもの）のう

保守不良，設計不良，施工不良，製造不良，運転不良

ち原因と原因分類を対象に，KH Coder を用いて原因および不明の原因分類の一致率は 40～60％程度とな

分類のルールを学習させ，学習対象外の原因に対してった．

原因分類を行い，原因分類の一致率を測定した．測定
結果を表 3 に示す．

現状では，保守不良，設計不良，施工不良，製造不
良，運転不良および不明の原因分類の一致率はそれほど高いとは言えない．

表 3 原因分類の一致率の測定結果

テキストマイニングによるデータ分析を活用する
ことにより，有効な教訓・提言等を引き出したり，分析者の行う分析評価の作業量の低減につながる方策
を得るには，漏えい，漏れ等の翻訳のゆらぎを排除するために原文（英単語）を使ってデータ分析するなど，更なる検討が必要と思われる．
また，分析に入る前の原子力関連の専門用語の辞書の作成にかなりの作業量を要しており，分析内容に応じた辞書を作成するなど，専門用語の辞書の作成に当たって作業量がかからないようにするなどの工夫が必要である．なお，作成された辞書は今後の事象分析

管理不良および外部事象の原因分類の一致率は100%となったが，保守不良，設計不良，施工不良，製
造不良，運転不良および不明の原因分類の一致率は40～60％程度となった．

に大きく役立つと考えられる．

引用文献
引用
文献
引 用文献永山 統啓（2020）．米国原子力発電所の異常事象報

7.. まとめ
7
まとめ
海外の事故・故障情報の分析データを基に，不具合
事象関連の用語などに注目して，2010 年から 2018 年の LER 分析データを対象に，KH Coder を用いたテキ
ストマイニングによるデータ分析を試行した．
その結果，全期間[2010～2018 年]と同様に，各年とも出現回数の上位をほぼ「トリップ」，「漏えい」，「故障」，「運転不能」
，
「喪失」
，
「逸脱」
，
「損傷」で占めていた．また，出現回数の上位については，出現回数は年毎に異なるが，出現順位に大きな変化はなく，特定の不具合事象関連の抽出語に増加傾向や減少傾向は見られなかった．

告書（LER）に関する傾向分析 INSS JOURNAL,
Vol. 27, 211.
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．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-10

187

ロッドバンドルにおける気液対向流での流動特性
Flow characteristics in a rod bundle under gas-liquid counter-current flows
村瀬 道雄 (Michio Murase)*1

西田 浩二 (Koji Nishida)*1

高木 俊弥 (Toshiya Takaki)*1  冨山 明男 (Akio Tomiyama)*2要約  ロッドバンドルにおける気液対向流条件での流動特性は，落下水制限（CCFL）を除いて，ほとんど評価されていない．そこで，これまでに，3×3 ロッドバンドルで空気・水対向流実験を行い，CCFL（上昇気相速度 JG に対する落下液速度 JL）および圧力勾配 dP/dz とボイド率 α を測定
し，液膜流モデルを用いて壁面と気液界面での摩擦係数（fw と fi）を求めた．CCFL 特性は，上部格子板での速度を用いると従来データと一致せず，バンドル内での速度を用いると従来データとよく一致し，バンドル内での速度を用いて CCFL 相関式を作成した．本報告では，原子炉の事故
解析で α と dP/dz を計算するための相関式について検討した．その結果，JG が大きくなると多次
元流れの影響により fw が負になるため，相対的に不確かさが小さい fi と液膜厚さ δ の相関式を作成した．fw の値が必要な場合には液膜流モデルおよび fi と δ の相関式から求めるのがよいことを明らかにした．fi と δ の相関式から fw を求めると，負の値を含めて fw の測定値とよく一致した．
キーワード

ロッドバンドル，気液対向流，ボイド率，壁面摩擦係数，界面摩擦係数

Abstract Flow characteristics in rod bundles under counter-current gas liquid flows have not been wellevaluated except for counter-current flow limitation (CCFL). In our previous studies, we had measured CCFL
(falling liquid velocity JL for updraft gas velocity JG), pressure gradient dP/dz and void fraction α, and we
obtained the wall and interfacial friction factors (fw and fi). The measured CCFL characteristics differed withthe existing data arranged according to the gas and liquid velocities at the upper grid plate, but agreed withthem when arranged according to the velocities in the rod bundle, and a CCFL correlation was obtained byusing the velocities in the rod bundles. In this study, we evaluated correlations to compute α and dP/dz in an
accident analysis for a nuclear reactor. As a result, we found the fw value became negative due to multidimensional flows in the region of large JG, hence correlations were obtained for fi and the liquid film
thickness δ (whose uncertainties were relatively small). When the fw value was needed, we found that it could
be computed by using the liquid film model with the fi and δ correlations. The fw values obtained from the fi
and δ correlations agreed well with the measured fw including negative values.
Keywords

1.

rod bundle, gas-liquid counter-current flow, void fraction, wall friction factor, interfacial friction factor

はじめに

圧力に影響する圧力損失の評価に重要である．
著者らの研究グループでは，直径 20 mm と 40 mm

原子炉の事故解析では一次元気液二相流モデルがの鉛直管を使用して空気と水での気液対向流実験を広く使用されており，壁面摩擦係数 fw と界面摩擦係数

行い，CCFL および dP/dz と α を測定し，環状流モデ

fi を用いてボイド率 α と圧力勾配 dP/dz を計算する．

ルを用いて fw と fi を求めた(7)．また，3×3 ロッドバン

事故条件では，ポンプによる冷却水の循環が停止して，ドルを使用して空気と水での気液対向流実験を行い，停滞水や気液対向流が生じやすい．停滞水の状態は長鉛直管と同じ方法を用いて CCFL および dP/dz と α をく続くことから，炉心の燃料棒を模擬するロッドバン

測定し，液膜流モデルを用いて fw と fi を求めた(8)．α

ドルでの α の測定例(1)-(3)は多い．一方，炉心冷却に直の測定値は停滞水でのデータ(1)-(3)との相違が大きく，接影響する気液対向流での落下水制限（CCFL）に対

CCFL 特性は従来データ(4)-(5)との相違が大きかった．

する測定例(4)-(6)は多いが，気液対向流の状態は短いこ

CCFL 特性は流路面積が狭い上部格子板での速度で整ともあり α の測定例は見当たらない．しかし，α や理されていたが，ロッドバンドル内での速度で整理す

dP/dz は燃料棒の冷却に影響する気液二相水位や炉心ると，3×3 ロッドバンドルでの CCFL 特性が従来デ＊ 株 原子力安全システム研究所 技術システム研究所
＊神戸大学

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-10

188

ータとよく一致することを明らかにした(9)．
3×3ロッドバンドルでのαの測定値と停滞水でのα(1)-(3)水（25±5 ℃）を使用し，CCFLで落下しない水はオー
バーフロー管を経由して蓄水タンクに戻した．

との相違が大きい原因は明らかでない．

上部タンクの水位は，バーフロー管の位置により

また，原子炉の事故解析に活用するには，fwとfiもしく

100 mmにした．気相の見かけ速度JG = 1.6～12.6 m/sのはαを相関式化する必要がある．そこで，本報告では，範囲でCCFLおよびdP/dzとαを測定した．空気と水の液膜流モデルを用いてfwとfiおよびαの相互関係と相関

流量計の測定誤差はフルスケール（FS）の±2.5 %であ式化について検討した．

る．落下水量（見かけ速度JL）は，下部タンクの水位の測定値上昇から求め，不確かさは95 %信頼区間で±3.3 %であ

2. 実験装置と実験結果の概要

る．dP/dzは，0.8 mの区間で，間隔1 msで50,000点を収録して平均値を使用した．差圧計の測定誤差は8.6 kPa

2.1 実験装置のFSに対して±0.25 %である．締切時間1/30秒の締切弁を用いて区間1.2 mでの液量（液相体積率αL = 1−α）を実験装置 を図1に示す．実験装置は，圧縮機から流測定し，1.6 m/s < JG < 7.0 m/sでは60回の測定の平均値

量計を経由して下部タンクに空気を供給する空気供を，変動が小さいJG ≥ 7.0 m/sでは30回の測定の平均値

給系，蓄水タンクからポンプと流量計を経由して上部を使用した．JG = 2.4, 7.0, 11.8 m/sでのαLの測定値の標タンクに給水する給水系，および3×3ロッドバンドル

準偏差は，それぞれ0.0056，0.0037，0.0009である．

(8)で構成されている．燃料棒を模擬するロッドの直径は10 mm，正方格子配列のピッチは12.6 mmであり，チャ

2.2 液膜流モデル

ンネル寸法は37.8 mm×37.8 mmである．ロッドの下端を格子板で支持し，上端をスペーサーで支持している．

鉛直管での気液対向流には環状流モデルが使用さ格子板とスペーサーは，形状が同じで流路面積はバンれる(7),(10)．ロッドバンドルでは，チャンネル表面とロ

ドル内の流路面積の93.5 %である．格子板の下方とスッド表面で液膜厚さが等しいと仮定する液膜流モデ

ペーサーの上方にはα測定用の締切弁が設置されていル(8)を使用するが，基本は環状流モデルと同じである．

る．上下の締切弁の間隔は1.2 mである．液相には水道気相に作用する力と全流体に作用する力の釣り合いは次式で表される．
𝑓𝑓𝑓𝑓𝑖𝑖𝑖𝑖𝐽𝐽𝐽𝐽𝐺𝐺𝐺𝐺 𝐽𝐽𝐽𝐽𝐿𝐿𝐿𝐿 2 𝑑𝑑𝑑𝑑𝑃𝑃𝑃𝑃𝑖𝑖𝑖𝑖
𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑+ 𝜌𝜌𝜌𝜌𝐺𝐺𝐺𝐺 𝑔𝑔𝑔𝑔 + 𝜌𝜌𝜌𝜌𝐺𝐺𝐺𝐺 ( − )=02𝛼𝛼𝛼𝛼 𝛼𝛼𝛼𝛼𝐿𝐿𝐿𝐿 𝛼𝛼𝛼𝛼 𝛼𝛼𝛼𝛼𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐
𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑

𝑓𝑓𝑓𝑓𝑤𝑤𝑤𝑤𝐽𝐽𝐽𝐽𝐿𝐿𝐿𝐿 2 𝑑𝑑𝑑𝑑𝑃𝑃𝑃𝑃𝑤𝑤𝑤𝑤
𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑+ (𝜌𝜌𝜌𝜌𝐿𝐿𝐿𝐿 𝛼𝛼𝛼𝛼𝐿𝐿𝐿𝐿 + 𝜌𝜌𝜌𝜌𝐺𝐺𝐺𝐺 𝛼𝛼𝛼𝛼)𝑔𝑔𝑔𝑔 − 𝜌𝜌𝜌𝜌𝐿𝐿𝐿𝐿 ( )=02𝛼𝛼𝛼𝛼𝐿𝐿𝐿𝐿 𝛼𝛼𝛼𝛼𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐
𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑(1)(2)

Acsはバンドル内の流路面積，gは重力加速度，Peiは水平断面での気液界面の長さ，Pewは水平断面での構造
物表面の長さ（濡れ縁長さ），ρは密度であり，添字の
GとLは気相と液相を示す．
式(1)と(2)は鉛直管の環状流モデルでも同じであり，ロッドバンドルと鉛直管ではAcs およびPei とPewが異なる．CCFL（JGとJLの関係）およびdP/dzとαを測定す
れば，式(1)からfiが，式(2)からfwが得られる．

2.3 実験結果
Air,

Water

(unit: mm)

図1 ロッドバンドル気液対向流の実験装置(8)実験結果(8)として，JGに対するJLおよびαLと式(3)で定義される無次元圧力勾配(dP/dz)*を図2に示す．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-10

圧力勾配が小さく，重力項と壁面摩擦項が釣り合って1(a) CCFL−JL [m/s]




189

0.1

いる．下部での落下水制限では，界面摩擦項が増加し3×3 rod bundle
Flooding-U
Flooding-Lて壁面摩擦項が相対 的に小さ くなる ．BharathanとWallis(11)は，鉛直管での気液対向流における下部での落下水制限に対し，壁面摩擦項を無視（fw = 0）してfiを求めたが，図2では壁面摩擦項を無視できない．

3.
 落下水制限

0.01







3.1
 従来の相関式




0.001






0

0.5




(b) αL and|dP/dz|*0.4

αL, −(dP/dz)*




5

0.3

JG [m/s]

10

15

3×3 rod bundle
αL, Case 1
αL, Case 2-(dP/dz)*, Case 1-(dP/dz)*, Case 2（∂JL/∂α = 0）を用いるとJLを過大に計算(11)するため，
JLの計算にはCCFL相関式を用いるのが一般的である．
流路の形状と寸法，上下端の形状に対応して多くのCCFL相関式が提案されている(13)．鉛直管では気液の無次元速度にWallisパラメータ（JG*とJL*）を用いた
Wallis相関式(12)が使用され，大口径管では代表長さを0.2

直径Dからラプラス長さLに変更したKutateladzeパラ



メータ（KG*とKL*）を用いた相関式が使用される．Sun(5)0.1

は沸騰水型原子炉（BWR）の燃料集合体に対する




0



CCFL相関式にKutateladzeパラメータを使用した．

0

5



JG [m/s]10

15
表1 水平多孔板に対するCCFL相関式

図2 3×3ロッドバンドルでの測定値(8)
(，fwとfiの相関式を用いて未知量であ式（JGとJLの関係）
るαとdP/dzを求める．Wallis(12)によるエンベロープ法



 気液二相流の計算では，式(1)と(2)およびCCFL相関

𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑 ∗
𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑⁄𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑) =(𝜌𝜌𝜌𝜌𝐿𝐿𝐿𝐿 − 𝜌𝜌𝜌𝜌𝐺𝐺𝐺𝐺 )𝑔𝑔𝑔𝑔
𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑

Ref.

Correlation

Eq.

Sun

∗1/2
∗1/2
𝐾𝐾𝐾𝐾𝐺𝐺𝐺𝐺 + 𝐾𝐾𝐾𝐾𝐿𝐿𝐿𝐿= 1.79(4)(5)

𝐾𝐾𝐾𝐾𝑘𝑘𝑘𝑘∗ = {(3)

z軸は上向きが正であり，JLとdP/dzの値は負になる．
Case 1とCase 2は，測定年度は異なるが，測定方法は同じである．液相の落下は，低JGでは上部で制限され（Flooding-U），高JGでは下部で制限された（Flooding-

BankoffL）．上部での落下水制限から下部での落下水制限へのet al.

変化は−dP/dzとαLに顕著に表れ，下部での落下水制限になると−dP/dzとαLが急増する．この変化は，鉛直管での変化(7)と同様であるが，Case 2で変化が生じたJGの範囲を含むCase 1では生じていない（変化が生じる
JGの値には不確かさが大きい）．落下水制限位置がJLに及ぼす影響は小さい．

(14)

𝐿𝐿𝐿𝐿 = {∗1/2

𝐻𝐻𝐻𝐻𝐺𝐺𝐺𝐺

1/2𝜌𝜌𝜌𝜌𝑘𝑘𝑘𝑘} 𝐽𝐽𝐽𝐽𝑘𝑘𝑘𝑘
𝑔𝑔𝑔𝑔 𝐿𝐿𝐿𝐿(𝜌𝜌𝜌𝜌𝐿𝐿𝐿𝐿 − 𝜌𝜌𝜌𝜌𝐿𝐿𝐿𝐿 )(k = G or L)

1/2
𝜎𝜎𝜎𝜎
}
𝑔𝑔𝑔𝑔(𝜌𝜌𝜌𝜌𝐿𝐿𝐿𝐿 − 𝜌𝜌𝜌𝜌𝐺𝐺𝐺𝐺 )∗1/2+ 𝑚𝑚𝑚𝑚𝐻𝐻𝐻𝐻𝐿𝐿𝐿𝐿

𝐻𝐻𝐻𝐻𝑘𝑘𝑘𝑘∗ = {

(5)
(6)

= 𝐶𝐶𝐶𝐶, 𝑚𝑚𝑚𝑚 = 1

1/2
𝜌𝜌𝜌𝜌𝑘𝑘𝑘𝑘} 𝐽𝐽𝐽𝐽𝑘𝑘𝑘𝑘
𝑔𝑔𝑔𝑔 𝑤𝑤𝑤𝑤(𝜌𝜌𝜌𝜌𝐿𝐿𝐿𝐿 − 𝜌𝜌𝜌𝜌𝐿𝐿𝐿𝐿 )(k = G or L)

(7)

(8)

𝑤𝑤𝑤𝑤 = 𝐷𝐷𝐷𝐷1−𝛽𝛽𝛽𝛽 𝐿𝐿𝐿𝐿𝛽𝛽𝛽𝛽 (0 ≤ 𝛽𝛽𝛽𝛽 ≤ 1)

(9)

L* = nπD/L, β = tanh (γ κ D), κ = 2π/tp(11)

𝐶𝐶𝐶𝐶 = min(1.07 + 0.00433𝐿𝐿𝐿𝐿∗ , 2.0)(10)

 式(1)と(2)および図2の測定値から，以下の事項が分

D: 直径（孔径），n: 孔数，tp: 水平版の厚さ，γ: 孔のかる．上部での落下水制限では，界面摩擦項と無次元面積比，σ: 表面張力

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-10

190

タ(4)-(5)および表1に示した従来相関式と比較して図3に2CCFL (velocity at tie plate)

1.5

KG*1/2示す．従来相関式では，流路面積が最も狭い上部格子

3x3 (8), A
8x8 (4), S
7x7 (5), S
8x8 (5), S
Eq. (4)Eqs.(7)-(11), Dh
Eqs.(7)-(11), Pe1

A: air-water
S: steam-water

0.5

板での速度を用いてCCFL特性を整理する．Naitohら(4)による8×8およびSun(5)による7×7と8×8での測定値
は，BWRの燃料集合体を模擬した蒸気・水実験による．
3×3でのCCFLデータ(8)は，Sun(5)による7×7と8×8でのデータおよび式(4)とよく一致するが，Naitohら(4)による8×8でのデータとの一致はよくない．式(7)～(11)による計算値は，3×3での空気・水実験を対象にしており，式(11)のL*に上下のスペーサーもしくは格子板

0での水力等価直径Dh = 5.6 mmと孔数n = 16を用いると

0

0.5

1

1.5

2

KL*1/2

KG*1/2示すスペーサーや格子板の孔形状では，n π DhよりPeを用いるのが合理的である．3×3では，L* = n π Dh/LよCCFL (velocity in bundle)

りL* = Pe/Lを用いる方がJLの計算値と測定値との一致

3x3 (8), A
8x8 (4), S
7x7 (5), S
8x8 (5), S
7x7 (16), A
7x7 (16), S
Eq. (12)1.5

1を若干過大に計算する．Bankoffら (14)の実験における孔形状は円であり，円形ではPe = n π Dhである．図1に

図3 CCFLデータと従来相関式との比較

2

JLを過小に計算し，濡れ縁長さL* = Pe/Lを用いるとJLがよい．式(7)～(11)をBWRの燃料集合体に適用すると，nが大きいため式(10)でC = 2.0になり，JLの計算値はNaitohら(4)による測定値とよく一致する．Naitohら(4)による燃料集合体の上部格子板は模擬燃料棒の加熱電極を兼用しており，上部格子板での流路面積Augpはバ

±0.09

0.5

ンドルでの流路面積Acs の72 %である．流路面積比
Augp/Acsは，Sun(5) による実験では約90 %，3×3(8)では

A: air-water
S: steam-water

0

0

0.5

1

KL*1/2

1.5

93.5 %である．

2

図4 バンドル内の速度で整理したCCFL
Bankoffら(14)は，水平多孔板でのCCFLデータと上部格子板でのCCFLデータを用いて汎用的な相関式を提案した．これらの相関式を表1に示す．
 表1のCCFL相関式では，JLは下向きが前提にされており，−JLや| JL |の表示は使用されていない．式(5)で代表長さをラプラス長さLから直径Dに変更すると，
KutateladzeパラメータKk*がWallisパラメータJk*になる．
式(4)は大口径の鉛直管に対するCCFL相関式(15)と同じである．Bankoffら(14)による式(8)と(9)では，β = 0でHk*がJk*に，β = 1でHk*がKk*になる．

3.2
 従来データとの比較

3.3 バンドル内速度での整理
 図3に示したCCFLデータの実験では上部格子板での流路面積比Augp/Acsが異なり，上部格子板での速度ではなくバンドル内の速度を用いるとデータ相互の一致がよくなる可能性がある．バンドル内の速度で整理したCCFLデータを図4に示す．図3では相違が大きい
Naitohら(4)による測定値を含めて，図4ではデータ相互の一致がよい．そこで，Naitohら(4)とSun(5)および著者
ら (8) による測定値を用いて最小二乗法で次式を求め
た(9)．
∗1/2

𝐾𝐾𝐾𝐾𝐺𝐺𝐺𝐺∗1/2+ 0.98𝐾𝐾𝐾𝐾𝐿𝐿𝐿𝐿= 1.73 ± 0.09

(12)

±0.09は125点の測定値の95 %を含む不確かさである．
笹川ら(16)による最近の測定値は，データフィット式が

公表されており，測定範囲に対して破線で示した．蒸 3×3ロッドバンドルでのCCFLデータ(8)を従来デー

気・水データは式(12)とよく一致し，空気・水データ

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-10は高JGで式(12)よりJLが大きい．

 CCFL特性は，上部格子板，バンドル内，下部格子板

で異なり，制限されるJLが最も小さい位置で顕在化す



る．図2 (a)では上部と下部でJLに顕著な相違はなく，



位置によるCCFL特性の相違は小さいと判断される．



0.1

191

Flooding-U (8)Flooding-L (8)Eq. (14)
Eq. (15)
Eq. (19)
Eq. (20)

Wall friction
factor

0.08
0.06

fw



4. 壁面摩擦と界面摩擦

0.04




 流動特性の測定で最も大変なのはαであり，最も容

易なのはdP/dzである．信頼性が高いfwの相関式を作成



しておけば，dP/dzデータと式(2)を用いてαを評価でき

る．鉛直管の気液対向流評価では，この方法を用いて

dP/dzの従来データを活用してαを求め，δの相関式を．したがって，fwの相関式は流動特性の評式が必要になる．ロッドバンドルでの気液対向流に対するfwとfiの相関式は見当たらないため，鉛直管での気

液対向流に対するfwとfiの相関式を表2に示す．鉛直管

ではfwの相関式に見かけレイノルズ数ReLが使用されているが，ロッドバンドルに適用するため液膜レイノ



ルズ数ReL,δに変換して示す．



𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿 =𝐽𝐽𝐽𝐽𝐿𝐿𝐿𝐿 𝛿𝛿𝛿𝛿𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝐿𝐿𝐿𝐿
𝐽𝐽𝐽𝐽𝐿𝐿𝐿𝐿 𝐷𝐷𝐷𝐷
𝐿𝐿 𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝐿𝐿𝐿𝐿 =≒𝛼𝛼𝛼𝛼𝐿𝐿𝐿𝐿 𝜈𝜈𝜈𝜈𝐿𝐿𝐿𝐿
4𝜈𝜈𝜈𝜈𝐿𝐿𝐿𝐿(13)

νLは液相の動粘度である．上部での落下水制限による

滑らかな液膜（SF）と下部での落下水制限による粗い液膜（RF）で相関式が異なる．fiの相関式では，変数




Eq.

For smooth film (SF):et al.(10)Godaet al.(7)

4.0 0.35 0.056
𝑓𝑓𝑓𝑓𝑤𝑤𝑤𝑤 = min (𝐿𝐿 0.50 𝐿𝐿 0.25 )𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿 𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿(14)

et al.(10)Sanoet al.
(17)

Flooding-U (8)Flooding-L (8)Eq. (16)
Eq. (18)
Eq. (21)

0.2

0.1





0

0

1



KG*

2

3

図6 界面摩擦係数fi
にδを用いる式（fi = A (δ/L)B）が多いが，RFに対してはした．文献(10),(17)における式(16)と(18)の元の式では，
気と水の気液密度比を用いて定数で表示した．

(15)



4.1 壁面摩擦係数


𝑓𝑓𝑓𝑓𝑖𝑖𝑖𝑖 = 𝐴𝐴𝐴𝐴 𝐾𝐾𝐾𝐾𝐺𝐺𝐺𝐺∗𝐵𝐵𝐵𝐵 𝐿𝐿(16)

𝐷𝐷𝐷𝐷∗ = 𝐷𝐷𝐷𝐷⁄𝐿𝐿𝐿𝐿(17)

𝑓𝑓𝑓𝑓𝑖𝑖𝑖𝑖 = 0.30𝐷𝐷𝐷𝐷∗ exp(−1.90𝐾𝐾𝐾𝐾𝐺𝐺𝐺𝐺∗ )(18)

𝐴𝐴𝐴𝐴 = 0.0051𝐿𝐿 𝐵𝐵𝐵𝐵 = − 4.64⁄𝐷𝐷𝐷𝐷∗0.5

Interfacial friction factor

係数と指数は気液密度比の関数であるが，表2では空For smooth film (SF):
Takaki0.3

δより適切なKG*を変数にした相関式(16)と(18)を使用

For rough film (RF):1900
𝑓𝑓𝑓𝑓𝑤𝑤𝑤𝑤 = 1.96
𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿

1000



表2 鉛直管の壁面と界面での摩擦係数の相関式
Correlation

100

ReL,δ [-]
図5 壁面摩擦係数fw

Takaki10(10)価で重要である．αを計算で求めるには，fwとfiの相関

Ref.

0

fi

作成した

0.02

 fwの測定値を相関式と比較して図5に示す．式(14)は層流，遷移域，乱流に対する式であり，測定値は層流

For rough film (RF):から遷移域の範囲である．ロッドバンドルでは濡れ縁
長さが鉛直管より長くδが薄いため，上部での落下水制限（Flooding-U）ではfwが小さい．下部での落下水制限（Flooding-L）におけるfwの測定値は式(14)と(15)の間にあり，低ReL,δ（< 80）でfwが小さくなっている．こINSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-10

れは図2 (b)の高JGでαLと−(dP/dz)*の差が小さくなって*いることにより，−(dP/dz) > αLでfwは負の値になる．fw

< 0は，バンドル内の一部で気液上昇流が生じ，気液上

昇流による圧力損失が大きいことを示す．fwの測定値

からフィット式を作成すると次のようになる．

 fw = 6/ReL,δ

(19)

 fw = 0.09 ln(ReL,δ) − 0.33

(20)




1




ために作成した式であり，一般的な使用は推奨しない．







4.2
 界面摩擦係数

0.1

0.2
0
0.01



のようにfi = A (δ/L) が用 は気相のKutateladzeパラメー

タKG*を用いるのがよいことを示した．ロッドバンド



ルでは鉛直管よりδが薄いため，上部での落下水制限



(11)

B

(17)

（Flooding-U）ではfiが式(16)より小さい．下部での落

下水制限（Flooding-L）に対しては，ロッドバンドルでは鉛直管よりfiのKG*への依存性が小さく，最小二乗法

を用いて次式を作成した．

 fi = 0.075/KG*1.5

(21)




1

0.1

JG [m/s]

1

10

Void fraction

0.11

0.6

3x3 (8), Flooding-U
3x3 (8), Flooding-L
JL=0, 4x4 (1)JL=0, 8x8 (2)JL=0, 5x5 (3)JL=0, 10x10 (3)

0.4
0.2
0

0



5. ボイド率

0.11

0.8

α [-]



 fiの測定値を相関式と比較して図6に示す．fiの相関いられるが，佐野ら

0.6




式には，BharathanとWallis

3x3 (8), Flooding-U
3x3 (8), Flooding-L
JL=0, 4x4 (1)JL=0, 8x8 (2)JL=0, 5x5 (3)JL=0, 10x10 (3)0.4

式(19)と(20)は，fwがαの評価に及ぼす影響を検討する

Void fraction

0.8

α [-]

192

5

JG [m/s]

1015

図7 停滞水（JL = 0）でのボイド率αとの比較





5.1
 ボイド率データ

定値と最大で0.11異なる．αで0.1の相違は一般的であるが，気液対向流（αL = 1−α = 0.07～0.35）では0.1の相 ロッドバンドルでの気液対向流におけるボイド率α違は大きい．したがって，気液対向流でのαの測定値のデータは見当たらないため，αの測定値を停滞水（JLとJL = 0でのαの測定値との相違の原因を明らかにす= 0）でのαと比較して図7に示す．JL = 0では，式(2)にることが望ましい．

おいて壁面摩擦項がゼロになるため，dP/dzの測定値

からαが得られる．測定値は全て空気・水系である．

5.2 圧力勾配によるボイド率の計算

Kameiら (1) とChenら (2)はdP/dzの測定値からαを求め，

Araiら(3)は気液二相の上昇水位からαを求めた．

 流動特性（CCFL，dP/dz，α）の測定で最も大変なの

Flooding-UではαがJL = 0での測定値より大きいが，はαであり，αの測定例は少ない．αの測定値と式(2)かFlooding-LではαがJL = 0での測定値と比較的よく一致

らfwを求め，信頼性があるfwの相関式を作成しておけしている．Chenら によるJG = 0.38 m/sでα = 0.43からば，式(2)およびdP/dzデータとfwの相関式からαを求め

JG = 0.65 m/sでα = 0.30への変化は気泡流からスラグ流ることができる(10)．

(2)

への変化によるが，他の測定ではαの急激な変化は見式(2)およびdP/dzデータとf wの相関式(19)を用いてられない．JL = 0でのαの測定値は実験により最大で計算したαcalと測定値αexpの比較を図8に示す．図5に示

0.11異なる．気液対向流でのαの測定値はJL = 0での測したようにReL,δ < 80（JG > 7.5 m/s）でfwが急激に小さINSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-10

0.4

Liquid volume fraction



0.3





αL,cal [-]

Flooding-U
Flooding-L
Eq. (23)
Eq. (25)






0.2






0.1



Liquid film thickness

dP/dz & Eq. (19)dP/dz & Eq. (20)



15

10

δ/(νL2/g)1/3



5







0





0

0.1



0.2

αL,exp [-]

0.3

0.4

0



1



0.4



dP/dz & Eq. (21)αL,cal [-]図10 液膜厚さδ

α=

0.2

𝐴𝐴𝐴𝐴𝐺𝐺𝐺𝐺 (𝑊𝑊𝑊𝑊 𝑊𝑊 𝑊𝑊𝑊𝑊𝑊𝑊)2 𝑊𝑊 𝑛𝑛𝑛𝑛𝑟𝑟𝑟𝑟 (𝜋𝜋𝜋𝜋⁄𝜋𝜋)(𝑑𝑑𝑑𝑑 𝑑𝑑 𝑊𝑊𝑊𝑊𝑊𝑊)2=
𝐴𝐴𝐴𝐴𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐
𝑊𝑊𝑊𝑊 2 𝑊𝑊 𝑛𝑛𝑛𝑛𝑟𝑟𝑟𝑟 (𝜋𝜋𝜋𝜋⁄𝜋𝜋)𝑑𝑑𝑑𝑑 2(𝑊𝑊𝑊𝑊)

AGは気相の流路面積，dはロッド径，nrはロッド数，W

0.1

はチャンネルの幅である．
Takakiら(10)は，鉛直管の上端での落下水制限におけ




1,000

 液膜流モデルでは，αとδには一定の関係がある．




100



0.3



ReL,δ

5.3
 液膜厚さ

Liquid volume fraction



10



図8 dP/dzデータとfwの相関式によるαの計算値



193

0

るδの相関式として次式を作成した．

0

0.1



0.2

αL,exp [-]

0.3

0.4

図9 dP/dzデータとfiの相関式によるαの計算値くなるため，αL < 0.23でαL,calがαL,expより大きくなっている．ReL,δ < 80でfwの予測値を改善するために式(20)を用いると，20 < ReL,δ < 80（11.5 m/s > JG > 7.5 m/s）は改善されるが，ReL,δ < 20（αL,exp < 0.1）に対しては別のfwの相関式が必要になる．図8は適切なfwの相関式を作

1

1

2

3
2
𝐿𝐿 0.19𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿}
𝑊𝑊𝑊𝑊 ∗ = max {(3𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿 )3 𝐿𝐿 0.6𝜋𝜋𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿(𝑊𝑊3)

𝑊𝑊𝑊𝑊 ∗ =(𝑊𝑊𝑊𝑊)

𝑊𝑊𝑊𝑊(𝜈𝜈𝜈𝜈𝐿𝐿𝐿𝐿2 ⁄𝑔𝑔𝑔𝑔)1/3

式(23)では，式(13)を使用してReLをReL,δに変換した．
式(23)の3式は，液膜が層流，遷移域，乱流に対する式であり，層流に対する式はNusseltの式である．

成すれば式(2)とdP/dzデータからαを予測できること

式(22)を用いてαの測定値をδに変換したものを式を示すが，fwの測定値と相関式の汎用性が重要であり，(23)と比較して図10に示す．Flooding-Uでは，図7に示

図5に示したfwの測定値（ReL,δに対する急激な変化）のしたようにαが大きく，δが式(23)より小さい．一方，汎用性には疑問がある．

Flooding-Lでは，δは低ReL,δでNusseltの式にほぼ一致す 式(1)とdP/dzデータおよびfiの相関式(21)から計算しるが，ReL,δが大きくなると層流条件でもδはNusseltのたαcalと測定値αexpの比較を図9に示す．αexp > 0.32の2点式より大きくなる．δの測定値に対するフィット式をを除いて，αcalはαexpと比較的よく一致している．αexp >0.2ではfwの相関式(19)がよく，αexp < 0.2ではfiの相関式(21)がよく，fwとfiのデータフィット式の精度がαの計算値に影響する．

作成すると式(23)と同様に3式が必要になるが，液膜の層流，遷移域，乱流には対応していない．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-10

1

1

1

2
4
𝛿𝛿𝛿𝛿 ∗ = max {(3𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿 )3 𝐿𝐿 min (0.97𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿
𝐿𝐿 3.1𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝑅𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿𝐿)} (25)

式(23)は鉛直管の上端での落下水制限に対する式，式(25)はロッドバンドルの下部での落下水制限に対する式である．ReL,δが大きくなると，式(25)によるδは式(23)によるδと交差するが，ReL,δがさらに大きくなるとδがどのように変化するかは明らかでない．

Wall friction factor
fw
-fw







1

0.1



5.4
 液膜流モデルでの計算 式(1)と(2)からdP/dzを消去すると次式が得られる．

𝑓𝑓𝑓𝑓𝑖𝑖𝑖𝑖 𝜌𝜌𝜌𝜌𝐺𝐺𝐺𝐺
𝑃𝑃𝑃𝑃𝑅𝑅𝑅𝑅𝑖𝑖𝑖𝑖 𝐽𝐽𝐽𝐽𝐺𝐺𝐺𝐺 𝐽𝐽𝐽𝐽𝐿𝐿𝐿𝐿 2( − ) − 𝛼𝛼𝛼𝛼𝐿𝐿𝐿𝐿 = 0
2 𝜌𝜌𝜌𝜌𝐿𝐿𝐿𝐿 − 𝜌𝜌𝜌𝜌𝐺𝐺𝐺𝐺 𝑔𝑔𝑔𝑔𝛼𝛼𝛼𝛼𝑔𝑔𝑔𝑔𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐 𝛼𝛼𝛼𝛼 𝛼𝛼𝛼𝛼𝐿𝐿𝐿𝐿







𝑓𝑓𝑓𝑓𝑤𝑤𝑤𝑤 𝜌𝜌𝜌𝜌𝐿𝐿𝐿𝐿 𝑃𝑃𝑃𝑃𝑅𝑅𝑅𝑅𝑤𝑤𝑤𝑤 𝐽𝐽𝐽𝐽𝐿𝐿𝐿𝐿 2( ) +2 𝜌𝜌𝜌𝜌𝐿𝐿𝐿𝐿 − 𝜌𝜌𝜌𝜌𝐺𝐺𝐺𝐺 𝑔𝑔𝑔𝑔𝑔𝑔𝑔𝑔𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐 𝛼𝛼𝛼𝛼𝐿𝐿𝐿𝐿

10fw,cal [-]

194




0.01
0.01

0.1



fw,exp [-]110

図11 式(26)による計算値fw,calと測定値fw,expの比較

(26)

上式は壁面摩擦と界面摩擦の和が重力と釣り合っていることを示す．JGとJLはCCFL相関式で関係付けられる．fwとfiの相関式を用いれば，式(26)からαが求まる．
逆に，αの相関式からfwもしくはfiを求めることができ

fwとfiおよびα（もしくはδ）は，式(26)を介して相互に関連している．このため，fwとfiおよびαの全てを簡便な相関式で表すことは難しい．鉛直管については，
上端での落下水制限ではfiを相関式化しにくく，下端での落下水制限ではαを相関式化しにくい．ロッドバ
ンドルにおける下端での落下水制限ではfwを相関式化

る．fiの相関式(21)は，図6に示したように，鉛直管のしにくい．相関式化しにくい変数については，図11に下端での落下水制限でのfiの相関式(18)と類似してい示したように，式(26)および他の変数の相関式を用いる．式(22)でαと1対1に対応するδの相関式(25)は，図10て計算するのがよい．

に示したように，鉛直管の上端での落下水制限に対す

 図7に示した3×3でのαと4×4や8×8でのαとの相違

るδの相関式(23)と類似している．一方，fwの相関式(20)の原因が，αの測定方法の相違によるか，気液対向流は，図5に示したように，鉛直管でのfwの相関式(14)や(15)と大きく異なる．そこで，式(26)およびfiの相関式(21)とδの相関式(25)を用いてfwを計算し，測定値fw,expと比較した．

（JL < 0）と停滞水（JL = 0）の相違によるか明らかでない．気液対向流における高JG（> 10 m/s）でのfw < 0は，多次元流動（部分的な気液上昇流の発生）による．
停滞水では，式(2)において壁面摩擦項がゼロになり，式(26)およびfi の相関式(21)とδの相関式(25)を用い圧力勾配が重力項と等しくなる．一方，高JGでは圧力て計算したfw,calを測定値fw,expと比較して図11に示す．

勾配と重力項が一致せず，式(2)が成立しなくなる可能

fw,calは，負の値（−fw）を含めてfw,expとよく一致している．fw < 0は，バンドルの一部で気液上昇流が生じ，気液上昇流での圧力損失が大きいことを示す．つまり，fiとδに対する適切な相関式を使用すれば，一次元の液性がある．このため，3×3ロッドバンドルでの停滞水条件でCCFLおよびdP/dzとαを測定し，fwとfiを評価することが望まれる．

膜流モデルを用いて正から負へのfwの変化（気液対向

6. まとめ

流から部分的な気液上昇流の発生）を適切に計算でき

る．これは，基礎式(1)と(2)は気液対向流（JL < 0）だ 本 報 告 では ， 3×3 ロ ッ ドバ ン ド ル での 流 動特 性

けでなく気液上昇流（JL > 0）にも適用できることによる．しかし，壁面摩擦項がゼロになる停滞水（JL = 0）では，式(2)が成立しない可能性がある．

（CCFLおよび圧力勾配dP/dzとボイド率α）の測定値(8)および液膜流モデルとこれらの測定値から求めた界面摩擦係数fwと壁面摩擦係数fiについて概説した．また，CCFL相関式では，流路面積が狭い上部格子板での気INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-10

Pei

気液界面の濡れ縁長さ (m)る方が従来データを含む測定値を適切に整理 でき

Pew

構造物表面の濡れ縁長さ (m)ることを概説した．原子炉の事故解析に活用するには，

ReL

見かけレイノルズ数 (−)

ReL,δ

液膜レイノルズ数 (−)

係と相関式化について検討した．なお，上部での落下W

チャンネルの幅 (m)

水制限は測定値が3点しかないため，下部での落下水

w

代表長さ (m)制限について検討した．

z

鉛直方向座標 (m)

液速度を用いるよりバンドル内での気液速度を用い(9)fwとfiもしくはαを相関式化する必要があるため，本報
告では，液膜流モデルを用いてfwとfiおよびαの相互関

195

fwは，液膜レイノルズ数ReL,δの関数として表せるが，高JG（低ReL,δ）で値が負になるため，相関式化しにくい．fiは，鉛直管の下端での落下水制限と同様に，気相KutateladzeパラメータKG*の累乗関数で表せる．αと1

ギリシャ文字α

ボイド率 (−)

制限と同様に，ReL,δの累乗関数で表せる．液膜流モデ

αL

液相体積率 (−)

ルおよびfi とδの相関式を用いて計算したfw,cal は，低β

指数 (−)

ReL,δでの負の値を含めて，測定値fw,expとよく一致した．

δ

液膜厚さ (m) fwとfiおよびαは，液膜流モデルで相互に関連しておν

動粘度 (m2/s)

り，これらの全てを合理的な形で相関式化することはρ

密度 (kg/m3)σ

表面張力 (N/m)

対1に対応する液膜厚さδは，鉛直管の上端での落下水

難しい．したがって，fwとfiおよびαの２つを相関式化し，残りの１つは液膜流モデルおよび２つの相関式を用いて計算で求めるのがよい．





添字

記 号





cal

計算値

cs

流路断面

exp

測定値

G

気相

i

気液界面

k

G もしくは L

L

液相

w

壁面

δ 

液膜厚さ

*

無次元量

A

流路面積 (m2)C

Wallis 相関式の定数 (−)

D

直径 (m)

D*

無次元直径 (−)

d

ロッド径 (m)dP/dz

圧力勾配 (Pa/m)fi

界面摩擦係数 (−)

fw

壁面摩擦係数 (−)

g

重力加速度 (m/s2)H*

無次元速度 (−)

J

見かけ速度 (m/s)

文 献

J*

Wallis パラメータ (−)

K

Kutateladze パラメータ (−)(1) Kamei, A., Hosokawa, S., Tomiyama, A., Kinoshita, I.,*L

ラプラス長さ (m)mWallis 相関式の勾配 (−)

n

孔数 (−)

nr

ロッド数 (−)



Murase, M., Void Fraction in a Four by Four Rod
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INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-10

196

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INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-11

197

シビアアクシデント時の炉心燃料の被覆管温度挙動
Fuel cladding temperature behavior in a reactor core during severe accident
西田 浩二 (Koji Nishida)*1
西田 浩二（KojiNishida）＊1

佐野 直樹 (Naoki Sano)*1
佐野 直樹（NaokiSano）＊1

*1
楠木 楠木
貴世志（TakayoshiKusunoki）
貴世志(Takayoshi Kusunoki)＊2＊1
村瀬村瀬道雄（MichioMurase）
道雄 (Michio Murase) *1

要約 本研究では，過酷事故を模擬した LOFT LP-FP-2 試験における炉心内の燃料被覆管温度に対する過酷事故解析コード MAAP5 の模擬性について検討した．LOFT LP-FP-2 試験設備の１次系おおび炉心を対象に MAAP5 解析モデルを作成し，１次系の圧力，冷却材の保有水量の模擬性について検討した．MAAP5 の 1 次系の保有水量の計算値をシステム解析コード RELAP5 の文献値に合せることにより，1 次系の圧力，冷却材の保有水量の計算値が LOFT LP-FP-2 試験の測定値とほぼ一致することがわかった．次に，MAAP5 のダウンカマ気液二相流の層状化条件を検討した．層状化条件のボイド率閾値を 0.85 にすることで，炉心の沸騰遷移発生時刻から過酷事故初期の炉心水位の計算値が LOFT LP-FP-2 試験の測定値を再現することができた．更に，水位近くを除く炉心内の燃料被覆管温度の計算値が測定値をほぼ再現できることがわかった．今後，過酷事故時の炉心損傷，リロケーションに関わる評価モデルを検討できる見通しを得た．

キーワード

過酷事故，炉心損傷，リロケーション，燃料被覆管温度，MAAP5

Abstract The calculated fuel cladding temperatures of the severe accident analysis code MAAP5 werecompared to the measured temperatures in the core of the LOFT LP-FP-2 Test, which simulates a severe
accident. The calculated values of the primary water mass in MAAP5 were adjusted to the reported values of
the RELAP5 analysis. The calculated pressure and water mass of the primary system in MAAP5 were foundto be almost in agreement with the LOFT LP-FP-2 Test measured values. Next, the gas-liquid stratification
condition of two-phase flow in the downcomer of the reactor pressure vessel were discussed. By setting thevoid fraction of the stratification condition to 0.85, the MAAP5 calculated core water levels from the onsetof the boiling transition to the beginning of the severe accident reproduced the LOFT LP-FP-2 Test measured
values. Furthermore, the calculated fuel cladding temperatures in the reactor core, except for the region near
the core water level, almost reproduced the measured values. These results indicate a promising possibility to
improve the analytical models for core degradation and relocation during severe accidents.
Keywords

1.

severe accident, core degradation, relocation, fuel cladding temperature, MAAP5

はじめにことが報告(4)されており，炉心損傷，リロケーションの評価モデルの検討が望まれる．

原子力発電プラントでの過酷事故(SA)の防止，緩和

MAAP5 による SFD 試験 1-4(5)，Phebus FPT0 および策を検討するためには，確率論的リスク評価等でプラ

FPT1 試験(6)の燃料被覆管温度，水素発生量の検証結果

ント特性を把握すると共に，SA 時の現象を理解するについては報告(7)されているが，燃料体構成材料のリことが重要である．福島第一原子力発電所事故の後，ロケーション後の流路閉塞率については報告されて米国では炉心損傷に関わる研究の重要性が指摘され

いない．

(3)

ている ．
更に，
SA 解析コード MAAP5 と MELCOR

著者らの研究グループでは SFD 試験 1-4 の試験結果の福島第一原子力発電所 1 号機の損傷炉心の流路閉を検討し，ジルカロイ-水蒸気酸化発熱時に生じる被塞の差異により，原子炉圧力容器の損傷挙動が異なる

覆管外表面の水素濃度境界層の酸化反応への影響を

(1)

(2)

＊ 1(株)原子力安全システム研究所（株）
原子力安全システム研究所
技術システム研究所＊1
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

現関西電力（株）

198

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-11

モデル化することで，MAAP5で燃料被覆管の温度と験では，これらのラインから冷却材を流出させ，1次試験後の流路閉塞率を模擬できることを明らかにし系の保有水量を低下させ，炉心を蒸気中に露出させて

(8)

た ．

崩壊熱でSAに至らせた．

実機の炉心では，リロケーションにより燃料体の流路閉塞率が大きくなると冷却材の流動抵抗が増大し,その燃料体の冷却材流量が低下する可能性がある．
SFD試験1-4は6×6配列燃料体で実施された小規模の試験体系であり，より実機サイズに近いSA試験で炉心損傷，リロケーションに関わる評価モデルを検討することが望まれる．
LOFT(Loss-of-Fluid Test) LP-FP-2試験(9)-(11)は，燃料
体数は実機の1/30程度であるが，原子炉圧力容器，蒸気発生器，加圧器等のPWRシステム・機器を模擬しており，炉心には1体の中央燃料体と8体の周囲燃料体が配置されている．中央燃料体の被覆管温度を高くして燃料損傷，リロケーションを促進させるため，中央燃料体の周囲を断熱材でおり，この様な炉心構成でのMAAP5の検討結果についての報告は少ない．
本研究では，LOFT LP-FP-2試験設備および炉心を対象にMAAP5の解析モデルを作成し，１次系の圧力，
冷却材の保有水量の模擬性について検討した．次に，
MAAP5のダウンカマ気液二相流の層状化条件を検討し，炉心水位，燃料被覆管温度の模擬性を向上させた
LOFT LP-FP-2試験設備の機器・システム構成

結果について報告する．

図1

2. LOFT LP-FP-2試験

LOFT LP-FP-2試験設備の炉心構成を図2に示す．炉心は中央燃料体と周囲燃料体から構成される．図3に

2.1 試験設備と炉心構成

示す中央燃料体は11×11正方配列であり，15×15配列
燃料体の外周2層の燃料棒部分をジルカロイ内側ライ

経済協力開発機構（OECD: Organization for Economic

ナとジルカロイシュラウドに挟まれた酸化ジルコニ

Co-operation and Development）のLOFT計画(12)では，原

ウム（ZrO2）断熱材にしている．これにより，中央

子炉圧力容器，加圧器，蒸気発生器，ポンプ等のPWR

燃料体の燃料被覆管温度を周囲燃料体より高くしての機器・システム構成を模擬して計8回の試験が実施

燃料損傷，リロケーションを促進させる．中央燃料された．6回が事故および異常な過渡時の安全設備の

体はUO2燃料棒，制御棒案内管，制御棒，中性子検

有効性を確認するための試験，2回がSA時の核分裂生出管から構成されている．

成物の移行挙動を明らかにするための試験であった．

周囲燃料体は4体の15×15正方配列燃料体と4体のLOFT LP-FP-2試験は最後に実施された試験で，OECD

12×12正方配列の三角型燃料体から構成されている．

のLOFT計画の中で最も炉心損傷の大きな試験である．

中央燃料体および周囲燃料体にはインコネル製のスLOFT LP-FP-2試験設備の機器・システム構成を図1

ペーサが軸方向に5個設けられている．燃料棒径はに示す．SAを模擬したLP-FP-2試験のためにLOFT設

10.7mmであり，燃料発熱長は約1.67mである．燃料備の健全ループ側のコールドレグに新たに健全側コ

被覆管はジルカロイ-4製であり，厚さは0.62mmであールドレグ（ILCL: Intact Loop Cold Leg）破断ライン

る．制御棒案内管はジルカロイ-4製であり，外径がを設け，更に破断ループ側の低圧注水システム（LPIS:

13.84mm，内径が12.98mmである．Ag-In-Cd制御棒のLow Pressure Injection System）ラインを設け，サプレ

外径は11.23mmでSUS304製被覆管の厚みは0.51mmでッション容器に冷却材を流出させる様に改造した．試ある．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-11

図4
図2

199

試験時の1次系圧力の変化

炉心構成

3.

MAAP5解析及び考察

3.1

解析モデル

MAAP5は軽水炉のSA時の炉心損傷，リロケーショ
ン，原子炉圧力容器破損，格納容器破損，水素の発生，核分裂生成物の発生，移行，環境への放出を評価でき
るSA解析コードである．燃料損傷は燃料体構成材料の温度に依存する．MAAP5では燃料体構成材料間の図3

中央燃料体の構成

熱伝達，燃料体構成材料から水，水蒸気，ガスへの熱伝達を計算して燃料体構成材料の温度を計算できる．

2.2

試験の概要

MAAP5は燃料被覆管のジルカロイ-水蒸気の酸化発
熱反応，UO2とジルカロイ中の溶融ジルコニウムによ

試験時の1次系圧力の変化を図4に示す．スクラム（0s）後，周囲燃料体の制御棒，中央燃料体の制御

るU-Zr-O混合物の化学反応のモデルが組み込まれている．

棒が順次挿入されて，33sに健全側コールドレグILCL

MAAP5の計算で用いたLOFT LP-FP-2試験設備の1

破断ラインが開口された．それに伴い1次系圧力は2次系ノーディングを図5に示す．実機PWRのノーディ

次系圧力近くまで低下する．その後，2次系の安全弁

ングを参考に作成しており，LOFT LP-FP-2試験での原を開き，低圧注水システムLPISラインが222sで開口

子炉圧力容器，蒸気発生器，加圧器等の1次系の機器・されると圧力の低下速度が大きくなる．中央燃料システムを模擬した．原子炉圧力容器内は炉心，上部体，周囲燃料体で燃料被覆管の温度上昇を検出した

プレナム，ダウンカマ，下部プレナムのノードで構成

後，736sで一旦ILCLが閉じられるが，878sでILCLをしている．

再び開くと共に，882sで加圧器逃し弁（PORV）を開

MAAP5では炉心を2次元軸対称にノード分割する

いて冷却材を1次系から流出させて燃料体の被覆管温ことができ，本研究での炉心の軸方向分割数は下部非度を上昇させる．被覆管温度が2100Kを超えた時点

加熱部1ノード、加熱部6ノード、上部非加熱部1ノーで非常用炉心冷却系を作動させて注水すると，1次系ドとした。炉心の径方向分割数は、中央の燃料体を断圧力は3MPa程度まで大きくなる．試験は注水により熱材で囲んでいるLOFT LP-FP-2試験特有の構成（図2

炉心を再冠水させてから終了する．

参照）を模擬するため，中央燃料体と周囲燃料体領域

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-11200の2分割とした。燃料棒，制御棒を囲むZrO2断熱材の水量が急増するまでの時間帯でほぼ一致している．

周囲燃料体への放熱抑制効果は，BWRチャンネルボ
ックスのモデルを用い，材料物性をZrO2断熱材相当に置換えて模擬した．
本研究では以上の解析モデルを用いて，LOFT LPFP-2試験の1次系の圧力，保有水量の模擬性について
次節で検討する．

図6

1次系の保有水量の測定値と計算値の比較

この時の1次系圧力の測定値と計算値の比較を図7に示す．ILCL，LPIS，PORVのバルブの開閉で１次系の圧力は変化するが，沸騰遷移が発生する約700s以降のMAAP5の計算値はRELAP5と同レベルで測定値をよく模擬していることがわかる．

図5

1次系のノーディング
図7

3.2

1次系の圧力，保有水量の模擬性

1次系圧力の測定値と計算値の比較

この時の炉心水位の測定値と計算値の比較を図8に示す．中央燃料体および周囲燃料体の水位は差圧

LOFT LP-FP-2試験の報告(9)-(11)では，1次系の冷却材計で測定したコラプス水位である．図中にはコラプの流出流量が測定されていない．LOFT LP-FP-2試験のス水位と二相水位のMAAP5の計算値を示している．

(11)

試験結果をRELAP5で解析した報告があることから，計算値は差圧計測定区間の約2m以下の水位について

本研究ではMAAP5での1次系の保有水質量がRELAP5プロットしており，コラプス水位と二相水位に大きの計算値とほぼ一致する様に流出流量を設定した．1

な差がないことがわかる．図中には参考にRELAP5の次系の保有水質量の測定値，RELAP5およびMAAP5のコラプス水位の計算値も示している．

計算値の比較を図6に示す．RELAP5とMAAP5の保有

MAAP5の炉心のコラプス水位の計算値は，測定水量の計算値は燃料体での沸騰遷移が発生する約

値がある約700sから750sまでの時間帯でRELAP5の計

700sから非常用炉心冷却系を作動させて1次系の保有算値に近いが，測定値を過小評価している．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-11201

炉心の水位が早く低下する原因として，ILCL破断
口の二相流出状態が関与していると考える。ダウンカマが層状化することで、ダウンカマからコールド
レグおよびILCLへの二相流出が蒸気リッチとなる。
ILCLの二相流出が蒸気リッチになると、1次系の圧力は下がりやすくなり、ダウンカマの減圧沸騰量が増える。これにより、ダウンカマの差圧が大きくなり、炉心との水頭バランスから炉心水位の低下が抑制されるものと考える。
図8の計算では，ダウンカマ-下部プレナム間パスのボイド率が閾値0.90を超えること等の条件で層状化するものとして評価されている．このボイド率閾値
図8

炉心水位の測定値と計算値の比較

0.90は不確かさを有し、例えば燃料体内の断面平均ボイド率の測定値と計算値（ドリフトフラックスモデル）

この時の中央燃料体の高さ1.07mでの被覆管温度のの偏差は±0.10である(14)。これを参考に、ボイド率によ

測定値と計算値（高さ0.95-1.23mのノード平均）の比

る閾値0.90を±0.05の範囲で振った感度解析を実施し較を図9に示す．熱電対で計測した被覆管温度の測定た。沸騰遷移時刻に及ぼすボイド率の影響を図10に示

値は炉心水位の低下に伴って約700sで沸騰遷移が発す．ボイド率が0.87から0.95までは沸騰遷移時刻に変0.88

生して，崩壊熱により被覆管温度が上昇している．約

0.88
化はない．ボイド率が0.87より小さくなると沸騰遷移

1500Kに達するとジルカロイ-水蒸気酸化発熱反応に時刻の計算値が測定値に近づき，ボイド率0.85と0.86より急激に被覆管温度が上昇し，その後はリロケーシ

では大きな差はない．

ョンに起因する温度変動が見られる．MAAP5ではダウンカマ気液二相流の層状化条件のボイド率閾

1875K以上でBaker-Just式，1850K以下ではCathcart式，

値を0.85にした時の炉心水位の計算値と測定値の比

その間の温度では両式を内挿した酸化反応式を用い較を図11に示す．MAAP5の炉心水位の計算値は沸騰. 再冠水時には最高温度が約3000Kに達して遷移発生初期の約750sまでの測定値をほぼ再現して

ている

(13)

おり，ジルカロイ-水酸化反応発熱により温度が上昇いる．

したと考える．MAAP5の沸騰遷移時刻の計算値は測以上の考察より，1次系の保有水量の計算値を定値より早く，2500K以上の高温の時間は長くなって

RELAP5(11)に合わせることにより，MAAP5の1次系のいる．一方，RELAP5の計算値(11)は沸騰遷移発生時刻

圧力，保有水量の計算値が測定値とほぼ一致したこととその後の被覆管温度をMAAP5より再現している．

がわかった．更に，ダウンカマ気液二相流の層状化条
件のボイド率閾値を0.85とすることで，沸騰遷移初期の炉心水位の計算値が測定値をほぼ再現できることがわかった．

図9

被覆管温度の測定値と計算値の比較（高さ1.07m）

図10 沸騰遷移時刻に及ぼすボイド率の影響

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-1120213に示す．MAAP5の計算値は，沸騰遷移時刻，被覆管
温度挙動をRELAP5よりも良好に再現している．
中央燃料体の最下方の高さ0.25mでの被覆管温度の測定値と計算値（高さ0.11-0.39mのノード平均）の比較を図14に示す．MAAP5の計算は，RELAP5と比較して沸騰遷移が明確でないが，燃料体の上方からの高温燃料体構成材料のリロケーションによる急激な温度上昇，最高被覆管温度を再現している．

図 11

炉心水位の測定値と計算値の比較（層状化条件：ボイド率 85%）3.3

燃料被覆管温度の再現性

本節では炉心で測定された中央燃料体，周囲燃料体の被覆管温度について検討する．中央燃料体の被覆
管温度の測定値とMAAP5の計算値の比較を図12～14

図13に示す．各図は熱電対で測定した高さが異なり，図中

被覆管温度の測定値と計算値の比較（中央燃料体，高さ0.69m）にはRELAP5の計算値(11)も参考に示している．
中央燃料体の高さ1.07mでの被覆管温度の測定値と計算値（高さ0.95-1.23mのノード平均）の比較を図12に示す．MAAP5の被覆管温度の計算値は再冠水時の温度上昇量を再現していないが，沸騰遷移の発生時
刻，その後の被覆管温度の挙動をRELAP5より良好に再現している．

図14

被覆管温度の測定値と計算値の比較（中央燃料体，高さ0.25m）

次に周囲燃料体の被覆管温度の測定値とMAAP5の計算値の比較を図15～17に示す．各図は熱電対で測定した高さが異なり，図中にはRELAP5の計算値(11)図12

被覆管温度の測定値と計算値の比較（中央燃料体，高さ1.07m）

も参考に示している．
周囲燃料体の高さ1.07mでの被覆管温度の測定値と計算値（高さ0.95-1.23mのノード平均）の比較を図

中央燃料体の高さ0.69mでの被覆管温度の測定値15に示す．周囲燃料体の被覆管温度は中央燃料体よと計算値（高さ0.67-0.95mのノード平均）の比較を図

りも低く，燃料被覆管のジルカロイ-水蒸気酸化反応

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-11203

発熱が顕著になる1500Kには至っていない．MAAP5

急激に大きくなっている．MAAP5の被覆管温度の計の計算では，中央燃料体から周囲燃料体への放熱を

算値は，測定値およびRELAP5の計算値よりも低くな抑制するZrO2断熱材をBWRチャンネルボックスのモっている．約1000sから注水するまでの時間帯の周囲デルで模擬しており，周囲燃料体での沸騰遷移発生

燃料体の水位の測定値が示されていない（図11参時刻はRELAP5と同レベルで予測している．被覆管最照）が，燃料体の水位を若干高く評価している可能

高温度は，RELAP5の計算値より若干低いが，沸騰遷性がある．

移後の被覆管温度挙動をほぼ再現している．

図17
図15

被覆管温度の測定値と計算値の比較（周囲燃料体，高さ0.25m）

被覆管温度の測定値と計算値の比較（周囲燃料体，高さ1.07m）

以上，LOFT LP-FP-2試験を対象にMAAP5のダウ
周囲燃料体の高さ0.69mでの被覆管温度の測定値

ンカマ気液二相流の層状化条件のボイド率閾値をと計算値（高さ0.67-0.95mのノード平均）の比較を図0.85とすることで，炉心水位近くを除く中央燃料体

16に示す．MAAP5の被覆管温度の計算は沸騰遷移発

および周囲燃料体の被覆管温度の計算値が測定値を

生時刻をRELAP5と同レベルで予測している．沸騰遷

ほぼ再現できることを明らかにした．以上の検討結移後の被覆管温度挙動は，最高被覆管温度を除く

果により，今後，SA時の炉心損傷，リロケーションと，RELAP5の計算値と同レベルで再現している．

に関わる評価モデルを検討できる見通しを得た．

4. まとめ本研究では，LOFT LP-FP-2試験を対象にMAAP5の解析モデルを作成し，1次系の圧力，冷却材の保有水量の模擬性について検討した．次に，MAAP5のダウン
カマ気液二相流の層状化条件を検討し，炉心水位，炉心内の燃料被覆管温度の模擬性を向上させた結果について報告した．LOFT LP-F-2試験の炉心では，中央燃料体の被覆管温度を高くして炉心損傷，リロケーシ
ョンを促進させるため，中央燃料体の周囲を断熱材で
図16

被覆管温度の測定値と計算値の比較

囲んでおり，この断熱材による放熱を抑制する効果は（周囲燃料体，高さ0.69m）

BWRチャンネルボックスのモデルで模擬した．本研究で得られた主な結論を以下に示す．

周囲燃料体の最下方の高さ0.25mでの被覆管温度の測定値と計算値（高さ0.11-0.39mのノード平均）の比(1) LOFT LP-FP-2試験では1次系からの冷却材流出流

較を図17に示す．被覆管温度の測定値は注水直前に量の測定値が示されておらず，本研究ではMAAP5

204

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-11の1次系からの冷却材の流出量を計算するために，(9) P. Adams, J. P., Birchley, J. C., Newman, N., Coryell, E.

1次系の保有水量の計算値をRELAP5の文献値に合W., Carboneau, M. L., Guntay, S., Siefken, L. J.,

わせた．これにより，MAAP5の1次系の圧力，保有

Quick-Look Report on OECD LOFT Experiment LP-

水量の計算値が測定値とほぼ一致した．

FP-2, OECD LOFT-T-3804(1985).

(2) ダウンカマ気液二相流の層状化条件のボイド率閾(10) Pena, J. J., Enciso, S., Reventos, F., Thermal-Hydraulic値を0.85にすることで，炉心の沸騰遷移発生時刻

Post-Test

から過酷事故初期の炉心水位の計算値が測定値をExperiment, NUREG/IA-0049 ICSP-LP-FP-2 (1992).

再現した．

AnalysisofOECD-LOFT

LP-FP-2(11) Coryell, E. W., Akers., D. W., Allison, C. M.,(3) ダウンカマ気液二相流の層状化条件のボイド率閾

Carboneau, M. L., Hobbins, R. R., Hohorst, J. K.,

値を0.85とすることで，水位近くを除く炉心内のJensen, S. M., Modro, S. M., Summary of Important

燃料被覆管温度の計算値が測定値をほぼ再現でき

Results and SCDAP/RELAP5 Analysis for OECD

ることを明らかにした．

LOFT Experiment LP-FP-2, NUREG/CR-6160 NEACSNI-R(94)3 EGG-2721 (1994).

文献(12) J. Fell and S. M. Modro, An Account of the OECD
LOFT Project, OECD LOFT-T-3907 (1990).

(1) Edited by Famer, M., Research Safety Gap Evaluation(13) Electric Power Research Institute, Modular Accidentof Accident Tolerant Components and Severe Accident

AnalysisAnalysis, ANL/NE-15/4 (2015).

Phase 1 Study, 3002004449.

(2) Electric Power Research Institute, Use of Modular
Accident Analysis Program (MAAP) in Support ofPost-Fukushima Applications, 3002001785.
(3) Gauntt, R., Kalinich, D., Cardoni. J., Phillips, J.,
MELCOR Simulations of the Severe Accident at the
Fukushima Daiichi Unit 1 Reactor, 186, 161-178 (2014).
(4) Luxat, D. L., Kalanich, D. A., Hanophy, J. T., Gauntt, R.
O., Wachowiak, R. M., MAAP-MELCOR crosswalk
phase 1 study, Nuclear Technology, 196, 684-697(2016).
(5) Petit, D. A., Martinson, Z. R., Hobbins, R. R., Allison,
C. M., Carlson, E. R., Hagrman, D. L., Cheng, T. C.,
Hartwell, J. K., Vinjamuri, K., Seifken, L J., Power
Burst Facility (PBF) Severe Fuel Test 1-4, Test Result
Report, NUREG/CR-5163, EGG-2542 (1989).
(6) Jacquemain, D., Bourdon, S., de Bramaeker, A., FPT1
Final Report (Final Version), IPSN/DRS/SEA/PEPT
report SEA1/00, IP/00/479 (2000).
(7) Paik, C. Y., McMinn, P., Henry C., Luangdilok, W.,
Validation Status of MAAP5 Core Melt Progression
Model, ICONE22-30405, Prague, Czech Republic(2014).
(8) Nishida, K., Sano, N., Kusunoki, T., Murase, M.,
Evaluation of Temperature and Flow Area Variations
through the Fuel Degradation and Relocation of the SFD
Test 1-4, Nuclear Engineering and Design, 392 (2022).

Program (MAAP)-MELCOR

Crosswalk(14) 原⼦⼒発電技術機構，発電設備技術検査協会, 原
⼦⼒発電設備

信頼性実証試験の現状 (1992).

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-12205

鉛直管内での落下液膜に対す る壁面摩擦係数相関式の検証
Verification on correlation of wall friction factor
for falling liquid film in vertical pipes
＊1
＊1
*1
高木
高木俊弥（ToshiyaTakaki）
俊弥 (Toshiya Takaki), 村瀬村瀬道雄道雄（MichioMurase）(Michio Murase)*1

要約
筆者らは原子炉の事故時における配管系を対象に，鉛直管内気液対向流条件における流動特性（対向流制限，ボイド率，壁面摩擦係数，界面摩擦係数）に関する相関式の不確かさの縮小を目的とし，特に上端フラッディングにおける流動特性に関する相関式を作成している．壁面摩擦係数 fw を求めるには圧力勾配 dP/dz とボイド率 αG の測定値が必要である．これらのデータから
fw 相関式を作成し，その相関式を用いれば dP/dz データから環状流モデルでの αG と δ を計算できる．しかし，fw 相関式の信頼性が重要であるのに対し気液対向流での αG データは極めて少なく，
フラッディング状態における fw についての検証データも少ない．そこで本報では，作成した fw 相
関式から自由落下液膜厚さ δf に対する新たな検証用の相関式を算出し，測定例が多い δf に関する既存データと比較することにより fw 相関式の妥当性を間接的に検証した．
キーワード

鉛直管，気液対向流，液膜厚さ，壁面摩擦係数，自由落下液膜

Abstract The authors have developed correlations for flow characteristics (counter-current flow limitation,
void fraction, wall friction factor, interfacial friction factor) in vertical pipes under flooding at the top end to
reduce uncertainty of a correlation for flow characteristics in vertical pipes under gas-liquid counter-current
flow conditions in a nuclear reactor accident. Measurements of the pressure gradient dP/dz and the void
fraction αG are required in order to obtain fw. Once the correlation is obtained, αG and δ can be obtained byusing the annular flow model, the fw correlation, and the dP/dz data. Therefore, the reliability of the fw
correlation is important, but there are very few αG data under gas-liquid counter-current flows and few
validation data for the fw correlation for flooding conditions. In this paper, a new correlation for the freefalling liquid film thickness δf was derived from the fw correlation, and validity of the fw correlation was
indirectly verified by comparing it with the existing δf data, for which a wide range of data may exist.
Keywords

1.

vertical pipe, gas-liquid counter-current flow, liquid film thickness, wall friction factor, free falling liquid film

はじめに

は原子炉の事故時における配管系での流動特性を対象とし，気液対向流条件における鉛直管内での流動状

加圧水型原子力発電所では加圧器により一次冷却材の圧力が高圧に保たれ，通常運転中は一次冷却系が態に関する相関式の不確かさの縮小を目的としている．

液体の水で満たされるように制御される．ところが小CCFL は，炉心内の冷却水量や燃料棒の冷却に直接破断冷却材喪失事故の条件下などにおいては，炉心で影響することから，多くの研究(1)(2)が行われているが，発生した蒸気がホットレグや加圧器サージ管などのボイド率 αG，壁面摩擦係数 fw，界面摩擦係数 fi などの一次冷却材配管や蒸気発生器（SG）の伝熱管に流入し，流動特性に関する研究は少ない．鉛直管における気液

放熱によって発生する凝縮水が蒸気の流れに対向し対向流は Wallis らにより多くの実験が行われ(1)(3-6)，流て重力落下する気液対向流が発生する．蒸気速度が大動状態を滑らかな液膜（SF: smooth film）と粗い液膜きくなると，落下水制限（CCFL）が生じてフラッディ（RF: rough film）に区分し(5)(6)，環状流モデルを用いング状態となる．その際の原子炉の事故解析では一次て fw と fi が評価された．Wallis らは RF に対して fw =元気液二相流モデルが広く使用されている．本研究で0 と近似して圧力勾配 dP/dz の測定値から fi を求め，

*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 . 29 2022 NT-12

206fi 相関式を提案した。一方，Goda ら(7)は，主に下端フラッディングによるRFを対象として、直径D = 20 mmと40 mmの鉛直管を用いて空気・水系実験を行い，弁締切法を用いたαG測定値とdP/dz測定値からfw とfi を求め，fw を無視することができないことを示した．
Takakiら(8)(9) は，上端フラッディングによるSFを対象として，直径D = 20 mmと40 mmでの測定値を用いて
液膜厚さδおよびfwとfi を評価した．また，上端フラッディングでは上部タンクの水位hutがCCFL特性に影響するとの報告(10-12)を踏まえ，D = 40 mmの鉛直管を使用し，hut = 0.1，0.2，0.3 mでのCCFL特性およびdP/dzとαG測定から環状流モデルを用いてfwとfi を求めた．
これらの結果から，hut がCCFL特性，δ，およびfwとfi に及ぼす影響を評価した(13)．
本報では，これまでに作成したfw相関式(9)を用いて自由落下液膜の厚さδfに対する相関式を算出し，δfの既存データと比較することにより，fw相関式の妥当性を間接的に検証した．
図１

2.

実験装置の全体図

実験装置と環状流モデル
2.2

2.1 実験装置

環状流モデル

環状流モデルを用いると，鉛直管内気液対向流での鉛直管での空気・水フラッディング実験装置を図1に示す．装置は既報(8)(9)(13)で説明のとおり，試験部で気相と全流体に作用する力の釣り合い式は次式で表せる(6-9)．

ある鉛直管は直径 D = 20 mmあるいは40 mm，長さ800

2

J
f
dP
J 
4
 ρG g  i ρG  G  L 0dz
2 αG 1  αG  D αGmm，上端はシャープ，下端は曲率 R = D/2のラウンドで，上部タンク，鉛直円管（試験部），気相助走部，(1)2

 J  4fdP
  ρG αG g  ρL 1  αG g   w ρL  L 
02dz
 1  αG  D

下部タンク，貯水槽，および気液供給系で構成されて
いる．

(2)

実験では，下部タンク側面の4箇所の孔から常温・

ここで添字GとLはそれぞれ気相と液相を示し，g

常圧の空気を，上部タンクに水（25±5℃）を供給し，[m/s2]は重力加速度，J [m/s]は体積流束，P [Pa]は圧力，

気液対向流を形成させた．鉛直管から落下した水は下z [m]は鉛直座標，ρ [kg/m3]は密度である．Bharathan and

部タンクに溜め，上部タンク内の余剰水は排出ライン

Wallis(6)は，式(1)でJL/(1–αG)<< JG /αGを仮定した．しかを通して貯水槽へ戻した．落下水の流量は下部タンク

し，この仮定はJGが小さくJLが大きい場合に評価誤差の水位上昇率から求めた．圧力勾配 dp/dzは鉛直管側を大きくする．JGに対するJL，dP/dz，αGを測定すると，面の上部と下部に設けたタップに微差圧トランスデ式(1)からfiが求まり，式(2)からfwが求まる．

ューサを取り付け，測定した．測定範囲は540 mm，サ
ンプリング周期は1 ms，サンプル数は50000点で1条件

3.

実験結果

あたり9回測定し，平均値を使用した．平均値の95％
信頼区間における不確かさは12.5％以内であった．

3.1 圧力勾配とボイド率αGの測定については，弁締切法を用いた．弁締切後の水位を測定して液相体積率を求め，60回測定した平均値を使用した．

鉛直管の上端/下端がシャープ/ラウンドでD = 20mmと40 mmでの液相体積率αL（=1–αG）と無次元圧力

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-12勾配−(dP/dz)*を図2に示す．(dP/dz)*は次式で定義した．
dP*
 dP dz  ρL  ρG  g
 dz 

207

にくく，周方向の擾乱波の高さの相違が拡大しやすい
ため上昇する擾乱波が部分的に落下しやすくなる．こ(3)

低 JG ではフラッディングが上端で発生して SF になのような直径による擾乱波の形状の相違がD = 20 mmと40 mmでTRの範囲が大きく異なった原因と推察される．

り，中 JG ではフラッディングが上端と下端で同時に発生して TR（Transition）となった．D = 20 mm(14)では
高 JG になると RF になったが，D = 40 mm(9)では JG =9.6 m/s でも RF への変化を確認できなかった．αL と−(dP/dz)* の差は式(2)で示されるように壁面摩擦項にほぼ等しく，−(dP/dz)* は式(1)で示されるように界面摩擦項にほぼ等しい．SF では fw 項が大きく，fi 項が小さい．一方，RF では fw 項が小さく，fi 項が大きい．
なお D = 20 mm の RF では，落下水なし（JL = 0）となった．
SF の範囲では，D = 20 mm と 40 mm で αL に顕著な相違はなく，JG の増加に伴い液膜厚さが薄くなり αLが減少する．SF の範囲で−(dP/dz)*が微増し始めており，鉛直管の下部で液溜りが生じ始め流動抵抗が増加したことによると推定される．この液溜りが TR での擾
乱波の発生源になる．このため，SF と TR の境界は，

図2上端シャープ下端ラウンドでのD = 20 mm(14)(dP/dz)*の極小点より αL の極小点に近い．αL の極小値と40 mm(9)における液相体積率αLおよび無次にならないのは，締切弁の下方での αL の増加を検出

元圧力勾配−(dP/dz)*

していないことによると推定する．TR では下部が RFで上部が SF の状態であり，JG の増加に伴い RF と SFの境界が上昇するため，JG の増加に伴い αL と−(dP/dz)*が増加する．RF では SF と同様に JG の増加に伴い液膜厚さが薄くなり αL が減少する．
D = 40 mmでは20 mmより低JGでSFからTRに遷移し，測定範囲のJG = 9.6 m/sまでRFへの変化を確認できず，TRの範囲が広い．また，D = 40 mmでは高JG でαL と−(dP/dz)* の差である壁面摩擦項が小さくなっているが，20 mmではRFでも壁面摩擦項が比較的大きい． D= 40 mmでTRの範囲が広い原因として，下部での液溜りの形成，擾乱波の発生と形状が考えられる．Wallisand Makkenchery(15) は，D = 6.4～140 mmで空気・水系実験を行い，水が落下しない条件（JL = 0）への直径の

図3

液膜の下端が静止状態での形状(15)影響を評価した．この実験で彼らは，鉛直管内に水が存在しない状態からJG を徐々に減少して液が管内に

図4 はD = 40 mm実験でのαLおよび−(dP/dz)*を上端流下して管内に気液界面が存在する状態を観察した．

シャープ/下端ラウンド(S/R)(9)と上端ラウンド/下端シ

液膜の下端が静止して管内に存在する状態での形状

ャープ(R/S) (7)とで比較して示している．R/Sでも低JGを図3に示す．小口径では液膜下端に液溜りが形成さでは上端フラッディングによるSFが生じており，R/S

れ，擾乱波に成長しやすく，JGの増加で擾乱波が上昇

ではS/Rより落下水速度JL が大きく液膜厚さが厚いしやすい．一方，大口径では明確な液溜りが形成されため，αLと−(dP/dz)＊がS/Rより大きい．R/Sでは下端フINSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-12

208

ラッディングが生じやすいためS/Rより小さいJGでSF
か ら TR お よ び RF に 遷 移 す る ． RF の 特 徴 は αL と上端シャープ/下端ラウンド(S/R)でのfw の測定値
(9)(14)を式(4)および(5)と比較して図5に示す．fwの測定−(dP/dz) の差である壁面摩擦項が小さいことであり，値は式(2)およびJGに対するJL，dP/dzとαGの測定値から

Bharathan and Wallis(6) はfw = 0と近似してRFでの界面求めた．SFについてはD = 40 mmでの一点を除いて式

摩擦係数の相関式を作成した．S/Rでの高JGでは壁面(4)で近似できるが，層流から乱流への遷移域で測定値**

摩擦項が小さく，αLと−(dP/dz) がR/SでのαLと−(dP/dz)*

が式(4)より大きい．

より大きくなっており，RFの状態と判断してもよい

TR では下部でフラッディングが生じて部分的に液と思われる．TRでは下部がRFで上部がSFであり，JG

膜厚さが厚くなり fw が大きくなる．D = 20 mm と 40の増加に伴いRFの範囲が広がりRFに変化する．このmm で TR への変化点が異なるが，fw の ReL への依存

RFとSFの範囲は時間的に変動するためTRとRFを明性（累乗関数の指数）は類似している．D = 40 mm の確に区分することは難しい．

TR では fw を式(5)で近似できる．
αGの測定値がない場合，式(2)およびdP/dzの測定値とfwの相関式からαGを計算できるため，4.1節でfwの相関式について検討する．

図4

直径40 mmでの液相体積率αLおよび無次元圧
力勾配−(dP/dz)*

3.2 壁面摩擦

図5

壁面摩擦係 数 fw を求めるには，式(2)において壁面摩擦係数fw (D = 20 mm(14), 40 mm(9))

3.3 界面摩擦

CCFL特性（JGとJLの関係），dP/dz および αG の測定値が必要である．しかし，フラッディング条件下での αG

事故解析コードでは，fiの相関式が使用される場合

データは限られており，SFに対する信頼できる fw はがあることから，Bharathan and Wallis(6)は，Bharathan

得られていない．このため，SFに対するfw に単相流のら(5)によるRF に対するdP/dz データとfw = 0の仮定を相関式が使用されている(16)

用いてfiを求め，次の相関式を提案した．

．

 16
0.079 J D
 , ReL  L
f w  max 
0.25 
Re
vL
Re
,
L
L



(4)

ここで，ReLは液相レイノルズ数，νL は動粘度である．
Godaら(7)はRFに対して次式を提案している．

fw 

2.86  10 4
ReL1.96

(5)

� �
9.07
�� � 0.005 � � � � , log�� � � �0.56 � ∗ ,��� � 1.63 �

4.74
�∗

�6�

数土(16)は，エンベロープ法(1)を用いた JL の計算値
が Richter(17)によって報告された CCFL データと一致INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-12

する fi を求め，式(6)を改良した相関式を提案した．し

209

0.4

かし，Richter(17)の報告による CCFL は主として上端フ20 mm, SF
20 mm, TR
20 mm, RF
20 mm, Eq. (6)40 mm, SF
40 mm, TR
40 mm, Eq. (6)

ラッディングであり，式(6)は下端フラッディングによ0.3

る RF を対象としている．また，Bharathan and Wallis(6)は，エンベロープ法では JL を過大に計算することを示
Goda ら(7)は，D = 20 mm と 40 mm で dP/dz と αG を

fi

している．

0.2

測定し，式(1)を用いて fi を求め，RF に対する fi の相関式を提案した．また，彼らは式(2)を用いて fw を求

0.1

め，fw の相関式を提案した．
佐野ら(18)は，Godaら(7)によるfwの相関式をIlyukhinらのD = 20 mm，P = 0.6～4.1 MPaでのdP/dzデータお

(19)

0

よびBharathan ら(5)のD = 6.6～152 mm でのdP/dzデー

0

0.5

1

タに適用して fi を求め，RFに対する fi の相関式とし

0.166

1.5

2

2.5

(a)相関式(6)との比較て次式を提案した．
μ 
f i  0.157  G  μL 

KG*

0.133μ 
D* exp  1.14  G 
K G*  (7) μL 


0.4

式(6)と(7)は，下端フラッディングによる RF に対する

20 mm, SF
20 mm, TR
20 mm, RF
20, Eq. (7)40 mm, SF
40 mm, TR
40, Eq. (7)0.3

fi の相関式である．一方，上端フラッディングによるSF に対して，Wallis は fi = 0.005 を推奨しているが，fi の相関式は見当たらない．
図 6 に界面摩擦係数 fi の測定値と相関式の比較を

fi

(1)

0.2

示す．KG* の増加に伴い，fi は SF 領域で減少し，TR領域に入ると増加した後に再び減少した．この傾向は
D = 20 mm の場合にはっきりと確認でき，fi データは

0.1

TR 領域では増加し RF 領域で再び減少した．D = 400mm では，fi データは KG*の増加に伴って TR 領域で一旦増加した後に減少した．

00.5

式(6) は RF 用であるが，低 JG* 領域を除いて D =20 mm の fi データとよく一致する．一方，D = 40 mm
では高 KG*を除いて fiを過小評価する．式(7)は RF を対象とする相関式であり，fi の計算値は SF と TR の領域では測定値より大きくなるが，高 KG*では測定値とほぼ一致している．D = 40 mm の実験では KG*の増加に伴い TR から RF に変化しきらないまま RF 状態に近づき，
fi の測定値が計算値より大きい領域では RF と

1

KG*

1.5

2

2.5

(b)相関式(7)との比較
図6

界面摩擦係数 fiの測定値と相関式の比較

4. フラッディング状態での壁面摩擦と液膜厚さ4.1 壁面摩擦

見なしてよいと判断される．
図6から明らかなように，fiの既存相関式はSF領域に

フラッティング条件下でのαG データは限られてお対する測定値を評価できず，SFに対するfi 相関式の提り，SFに対する信頼できる fw は得られていない．こ案が望まれる．信頼性のあるfwの相関式を作成すれば，のため，SFに対するfw に単相流の相関式である式(4)Bharathanら やIlyukhinらが使用されている(16)．

(4)

(19)

によるdP/dzの測定値および式(2)からαGを求め，式(1)からfiを評価できる．

既存研究による圧力勾配dP/dzの測定値を活用してボイド率αGや界面摩擦係数fiを求めてデータベースを

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-12

210

拡充するには，信頼できる壁面摩擦係数fwの相関式が0.1必要である．しかし，fwを求めるにはαGデータが必要(7)であり，信頼できるαGデータはGodaら と島村ら

(14)

お

よびTakakiら(9)に限られる．

±22 %3章で述べたように，Smooth film (SF) に対するfwは流と乱流の遷移域で単相流のfw 相関式より大きいこ(7)とを明らかにした．そこで，Godaら と島村ら

fw

単相流のfw 相関式で近似できること，fw の測定値は層0.01

S/R, 20*, SF (14)**
S/R, 40*, SF (9)**R/S, 40*, SF (7)**Eq. (4)
Hewitt (1)**
Eq. (8)*D [mm], **Reference

(14)

およ

びTakakiら(9)によるSFに対するfwの測定値を用いて遷移域に対するfwの相関式を作成した(9)．
上端フラッディングによるSFでのfwの測定値を図7に示す．鉛直管の上端と下端がシャープとラウンド

0.001(S/R) でのSFにおけるfw データを対象として，ReL =

100

1000

440～5770の範囲での測定値から最小二乗法を用いて
fw = 0.70/ReL0.50を得た．fwの測定値が式(4)より大きい範囲のfwデータを用いて最小二乗法を適用したことから，

図7

10000

ReL

上端フラッディングによる SF での壁面摩擦係
数 fw

ReL = 440～5770は一般的な遷移域より範囲が広い．fw= 0.70/ReL0.50と式(4)を組み合わせて次式を作成した(9)．
 16
0.70
0.079 f w  max
0.50
0.25
, ReL 
 ReL , ReL

100
10式(8)において不確かさ±22 %の中に測定値の95 %

1を含む．なお，S/RのD = 40 mmで式(8)の不確かさ範囲
から大きく異なる1点については，Transition (TR) 領域と判断し，式(8)の作成には使用しなかった．作成した
fw = 0.70/ReL0.50は，Wallis(1)が報告したHewittによる解析
評価（未公表，1967年）とほぼ一致している．
S/RのD = 20 mm を除いて，TRとRFに対するfwの測

0.1
0.01
0.001

定値に最小二乗法を適用してfw = 1.37×104/ReL1.85を得た．式(8)の16/ReLを1.37×104/ReL1.85に変更すると次式が得られる．

 1.37  10 40.70
0.079 f w  max 
1.85
0.50 ,,ReL
ReL 0.25 
 ReL

(9)

式(9)とfwの測定値を比較して図8に示す．図には，島村ら (14) によるS/RのD = 20 mm を除き，Godaら (7) とTakakiら(9)によるfwの測定値を示す．式(9)は，図示していないS/RのD = 20 mmを除いて適用できる．ただし，ReL = 1000～2000の範囲で不確かさが大きい．

*References

fw

(8)

S/R, 40 mm (9)*R/S, 20mm (7)*R/S, 40mm (7)*Eq. (9)

図8

10

100

ReL

1000

10000

式(9)と壁面摩擦係数fwの測定値との比較

4.2 液膜厚さ
気液対向流条件でのボイド率αG に関する研究は少ない．環状流モデルではαGと液膜厚さδの関係は次式で表せる．
2δ 1  αG 2δ 
αG 1   or

2
D
D



1/2

(10)

SFは自由落下液膜に近いため，層流に対してはNusseltの式(20)が広く使用されている(1,6,21)．
1/3

δ  3 Re L Lv  4 

（層流）

(11)

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-12

1/ 3

v 2 
Lv   L 
 g 

(12)

νL [m2/ s]は液相の動粘度である．Imuraら(21)は乱流に対してFeind

211

1/ 3

δ
 3ReL 
1/ 2
2/3 
 max , 0.32 ReL, 0.076 ReL  (15)Lv 4 

式(15)はδの測定値をよく表している．

(22)による次式を用いてαGを評価した．

δ 0.266 ReL1 / 2
Lv

表1
(13)

（乱流）

式(11)と(13)を組み合わせると次式が得られる．
 3Re 1 / 3δL max , 0.266 ReL1 / 2 

4
Lv




(14)

液膜厚さδの相関式の作成に用いた実験データを表1に示す．δは測定値ではなく，Godaら(7)，島村ら(14)，(9)

およびTakakiら はαLを測定し，式(10)を用いて求めた．

液膜厚さδの評価に用いた実験の条件

D
T op/
References(mm) Bottom
Goda
40
R/S
et al.(7)Shimamura20
S/R
et al.(14)
T akaki et40
S/R
al.(9)
BharathanS/R,
50.8
et al.(4)S/S
Ilyukhin et20
S/S
al.(19)Fluids
AirWater
AirWater
AirWater
AirWaterSteamWaterPdH (m)
Data(MPa) for dP
α G,
0.1
0.54
dP/dz
α G,
0.1
0.6
dP/dz
α G,
0.1
0.54
dP/dz
0.1

0.9

dP/dz

0.64.1

0.2

dP/dz

これらの他，Bharathanら (4)およびIlyukhinら(19)によるdP/dzの測定値とfwの相関式(8)を用いてδを求めた．
Godaら(7)，島村ら(14)，およびTakakiら(9)によるδを式(14)と比較して図9に示す．また，Bharathanら(4)によるdP/dzデータから求めたδを式(14)と比較して図10に，
Ilyukhinら(19)によるdP/dzデータから求めたδを式(14)と比較して図11に示す．低ReLでのδは式(14)と一致しているが，ReLが増加するとδは式(14)より厚くなっている．SFに限定して考えた時，鉛直管の上端と下端の形状はδに影響しない．図11に示した蒸気・水系(19)では，Lνが小さいためδ/Lνが大きくなる．
上端フラッディングによるSFでのδを図12に示す．
ReL ≤ 500では式(14)と一致しているが，ReL > 1000では
δは式(14)より有意に厚くなっている．そこで，図12の
δデータを用いて相関式を作成した

(23)

．

図9

ボイド率の測定値に基づく液膜厚さδ
(Lν = (νL2/g)1/3)

δ相関式作成に際しては，多くの既存研究例がある
自由落下での液膜厚さδf に対する相関式を参考にした．δf はδf /Lν = a ReLnで表され，乱流に対する指数nには0.6と2/3(1)，2/3(24)，8/15(25)，1/2(22)がある．指数nを2区分で表すと層流から乱流への遷移域で相関式はδを過小評価した．そこで，層流，遷移域，乱流の3区分とし，層流にはNusselt(20)による式(11)を使用した．遷移域を1000 < ReL < 3000，乱流域をReL > 3000とし，図12に示したδを用いて最小二乗法によりδ/Lν = a ReLnの係数aと指数nを求めた．得られたnの値と自由落下液膜に対する既存研究によるnの値から，遷移域でn = 1/2，
乱流域でn = 2/3を選定し，n = 1/2とn = 2/3に対する平均値として係数a = 0.32とa = 0.076を求めた．以上より，SFに対するδの相関式として次式を作成した(23)．

図10圧力勾配データ(4)に基づく液膜厚さδ

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-12

212

40

0.6 MPa
1.1 MPa
1.6 MPa
2.1 MPa
4.1 MPa
Eq. (14)

20

Top/Bottom, D (Reference)
S/R, 20 mm (14)
S/R, 40 mm (9)R/S, 40 mm (7)S/S, 20 mm (19)S/R, S/S, 50.8 mm (4)

0.95

αc

30

δ/Lν

1

D = 20 mm, S/S(19)

0.9

10

±0.0062

0

100

1000

0.85
0.85

10000

ReL

図11 蒸気・水系での圧力勾配データ(19)に基づく

図13

40

1/3

5.

S/R, 20 mm (14)
S/R, 40 mm (9)R/S, 40 mm (7)S/S, 20 mm (19)S/R, S/S, 50.8 mm (4)Eq. (14)
Eq. (15)

δ/Lν

20

0.95

1

の比較

Top/Bottom, D, (Reference)30αm

式(15)によるボイド率の計算値αcと測定値αm

液膜厚さδ（Lν = (νL /g) ）20.9

壁面摩擦係数相関式の検証

5.1 自由落下での液膜厚さ
ここでは，環状流モデルに基づく全流体に対する運動量式(2)とfwの相関式(8)を用いて，自由落下液膜の厚さδf の相関式を導出する．式(2)を無次元化すると，以下のとおりとなる．

10

2

0

*
 J L* ρG  dP   0  1  αG    2 f w ρL  ρG 
 dz   1  αG 

100

1000

ReL

10000

図12 上端フラッディングによるSFでの液膜厚さδ
（Lν = (νL2/g)1/3）
式(15)によるボイド率の計算値αcと測定値αmの比較を図13に示す．αcはαmとよく一致し，αm = 0.87～0.98の範囲でαmの95 %が含まれる不確かさの幅は±0.0062と小さい．
信頼性が高いfwの相関式(8)とdP/dzデータを用いる(16)(dP/dz)* は式(3)で定義される．JL* は，液相に対するWallisパラメータであり，以下の式で定義される．
1/ 2



ρk
J *k  J k  gD  ρL  ρG  (k = G or L )(17)

自由落下液膜においては，JG = 0 であり，(dP/dz)≒−ρGg であることから，
G dP   ≒dz L  G(18)と，図12や図13に示したように，式(2)を用いてαGやδとなる．式(16)，(18)および(1−αG) = α Lから，次式が得が求まる．しかし，αGの測定値は少なく測定範囲が狭られる．

いため，fwの相関式(8)の作成に用いた測定値はReL <7000の範囲である．一方，自由落下液膜ではReL≒

αL3 ≒ 2fwJL*2(19)30000まで液膜厚さδf の測定値がある．そこで，fwの相関式(8)の検証にδf データを活用できないか検討した．

環状流モデルでは，式(10)のとおりαG = (1-2δ/D)2の関INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-1260

係があり，D≫ δ より，式(19)の左辺はαL = 1–αG ≒ 4δ/D

Suzuki & Ueda (26)*
Belkin et al. (27)*, a
Belkin et al. (27)*, b
Eq. (22) for JG=0
JG > 0 (7, 9, 14)*
Eq. (15) for JG>0と近似できる．式(19)の右辺に式(17)を適用して，
ρL/(ρL–ρG)≒1とすると，次式が得られる．

40

(20)

式(20)では，式(19)が自由落下に対する式であるため，
液膜厚さをδfで区分した．レイノルズ数Re（
L =JLD/νL ）*References
a: shilhouette,
b: direct lighting

δf /Lν

13

 2 fwJ L2 

≒

D
gD 


4δ f

213

20

と代表長さLν（= (νL2/g)1/3）を用いて式(20)を変換すると，次のようになる．

δf
Lv

2 f Re 

w

4

L

2

13

(21)

fwの相関式(8)を式(21)に代入すると，次式が得られる．
 Re 1 3
12
7 12 
0.28 ReL
0.135 ReL  max  L Lv, 2  ,

δf

0

図14

100

1000

ReL

10000

自由落下液膜厚さfwの相関式(22)と測定値
との比較

(22)
図14より自由落下液膜厚さδf の相関式(22)は高レイ

以上で，自由落下液膜厚さδfの相関式が得られた．既ノルズ数ReLの領域を含め実験データと概ね一致して存研究では乱流部分の指数として，1/2，8/15，0.6，2/3

いることを確認できた．このことは，自由落下液膜には見られるが，7/12は見られない．

対してfwの相関式(8)が高ReLの領域を含めて適切であることを示し，気液対向流に対しても高ReLの領域に5.2 測定値との比較

適用できることを示唆する．

4.2節にてフラッディング状態に対するSFに関して，

5.3 考察層流はNusseltの式から，遷移域と乱流は実験データおよび既往データから最小二乗法により求めた液膜厚(23)5.2節では，fwの相関式(8)を用いて導出したδf の相関について述べた．また，5.1節にて式(22)をδf の測定値と比較し，式(22)の妥当性を介し自由落下液膜に関して，環状流モデルと自由落下条件て式(8)の妥当性を確認した．一方，δf の測定値からfw

およびfwの相関式(8)を用いて液膜厚さδf の相関式(22)を求めて式(8)の妥当性を確認することができる．

さδの相関式(15)αLもしくはδf の測定値から求めたfwを相関式(8)と比を算出した．
算出したδf の相関式(22)の妥当性を確認するために，

較して図15に示す．図15 (a)に示すフラッディング条

既存データと比較した．相関式(22)と測定値との比較

件では，測定値(7)(9)(14)に対する相関式の不確かさは±を図14に示す．比較用として，フラッディング状態（JG

22 %と小さい．これは，αLの測定値に60回測定した平> 0）に対するδの相関式(15)と測定値を示す．δf均値を用いており，測定値の不確かさが小さいことにおよびReL≧8000 の結果を有するよる．一方，図15 (b)に示す自由落下液膜では，測定値には，鈴木と植田(26)(7)(9)(14)

Belkinら(27)による測定値を使用した．鈴木と植田(26)は，

δf (27)の不確かさが大きいため，δf の測定値から求めた

D = 28.8 mmで気液対向流を含む管内ボイド率を弁締

fwのバラツキが大きい．図15は，不確かさが小さく信切法で測定したが，図14ではJG = 0での測定値を表示

頼性のあるfwを求めるには，αLもしくはδf の測定の不は，D = 24 mmの鉛直管外面を自由落(27)した．Belkinら

下する液膜を高速度カメラで測定し，aはシルエット法で，bは直接光で撮影した．

確かさを小さくする必要があることを示す．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-12

214

0.1

論を得た．
鉛直管の上端フラッディングによる落下液膜に対するfwの相関式を用いて自由落下液膜のδf に関する検証用の相関式を作ることができた．高ReL領域も含め，fw

既存研究によるδf データと概ね一致したことから，提案済みのfw の相関式の妥当性を間接的に確認するこ

0.01

0.001

±22 %
Diameter, Top/Bottom (Reference)
20 mm, S/R (14)40 mm, S/R (9)40 mm, R/S (7)Eq. (8)

100

1000

10000

ReL

(a)フラッディング条件とができた．
なお，液相体積率αLや液膜厚さδの測定値からfwを求める場合には，αLやδの測定の不確かさがfwの不確かさに大きな影響を及ぼす．したがって，信頼性のあるfwを求めて相関式を算出するためには，高精度なαLやδの測定値が必要となる．

謝辞
鉛直管でのフラッディング実験については，神戸大

0.1

学の冨山研究室にて実施していただいた．高精度で有±22 %用なデータを取得していただいたことに対し，深く謝

fw

意を表する．

記号

0.01

Diameter (Reference)
0.001

24 mm (27),shilhouette
24 mm (27),direct lighting
Eq. (8)

100

1000

ReL

10000

D

管直径(m)

D*

無次元直径(-)

dH

圧力差測定の間隔(m)dP/dz(dP/dz)

圧力勾配(Pa/m)*

無次元圧力勾配(-)(b)自由落下液膜

fi

界面摩擦係数(-)

図15 液相体積率αLもしくは液膜厚さδf の測定値

fw

壁面摩擦係数(-)

g

重力加速度(m/s2)

hut

上部タンク水位(m)J

体積流束(m/s)

本研究では，原子炉の事故時における配管系での流*J

Wallis パラメータ(-)

動特性を対象とし，気液対向流条件における鉛直管内

K*

Kutateladze パラメータ(-)

での流動状態に関する相関式の不確かさの縮小を目Lν

代表長さ(m)的としている．本報告では，上端フラッディングによP

圧力(Pa)

R

曲率半径(m)また，fwの相関式を自由落下液膜に適用して液膜厚さ

ReL

液相レイノルズ数(-)

δf の相関式を導出し，既存研究によるδf の測定値を用z

鉛直方向座標(m)から求めたfwと相関式(8)との比較

6. まとめる滑らかな液膜（SF）を対象として，壁面摩擦係数fwと液膜厚さδに関するこれまでの研究成果を紹介した．

いて検証し，液相レイノルズ数ReLが大きい範囲に対してfwの相関式を間接的に検証した．今回は以下の結INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-12

ギリシャ記号

215

Nuclear Technology, Vol. 206(3), 389-400 (2020).
(9) Takaki, T., Goda, R., Hayashi, K., Murase, M. andTomiyama, A., Flow Characteristics in Vertical Circularα

体積率(-)

δ

液膜厚さ(m)δf

自由落下液膜厚さ(m)µ粘性係数(Pa･s)

S. and Tomiyama, A., Countercurrent Flow Limitation atν

動粘度(m /s)the Junction between the Surge Line and the Pressurizer ofρ

密度(kg/m3)

a PWR, Sci. Technol. Nucl. Installations, Vol. 2012,2

Pipes with the Square Top End under Flooding Conditions,
Nucl. Eng. Des., Vol. 371, 110951, 9 pages (2021).
(10) Doi, T., Futatsugi, T., Murase, M., Hayashi, K., Hosokawa,

ID754724, 9 pages (2012).
(11) Yu, J., Zhang, D., Shi, L., Wang, Z., Yan, S., Dong, B.,

添字

Tian, W., Su, G. and Qiu, S., Experimental Investigation of

気相
液相

G
L

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McGraw-Hill, New York (1969).
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(5) Bharathan, D., Wallis, G. B. and Richter, H. J., Air-Water
Countercurrent Annular Flow, EPRI NP-1165, ElectricPower Research Institute, Palo Alto, California (1979).
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Annular Flow, Int. J. Multiphase Flow, Vol. 9(4), 349-366(1983).
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Friction Factors under Counter-Current Flow Limitation in
Vertical Pipes with Sharp-Edged Lower Ends, Nucl. Eng.
Des., Vol. 353, 110223, 11 pages (2019).
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冨山明男，鉛直管上端フラッディングでの流動特性に対する上部タンク水位の影響，混相流，Vol. 35(3), 463472 (2021).
(14) 島村長幸, 合田頼人, 林公祐，細川茂雄，冨山明男，
村瀬道雄，西田浩二，上端シャープエッジ鉛直管における気液二相対向流の界面及び壁面摩擦係数，混相流
シンポジウム2018，D212 (2018).
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Phenomenon in Vertical Annular Two-Phase Flow, J. Fluids
Eng., Vol. 96(3), 297-298 (1974).
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(18) 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(1), 82-92(2020).
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Nusselt,

W.,

Die

OberflachenkondensationdesINSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-12

216

Wasserdampfes, Z. Ver. Deut. Ing., Vol. 60, 569, (1916).
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the Square Top End under Flooding Conditions, Nuclear
Technology, Vol. 208(3), 503-519 (2022).
(24)

Brӧtz,

W.,

Über

die

Vorausberechunug

derAbsorptionsgeschwindigkeit von Gasen in Strömenden
Flüssigkeitsschichten, Chemie. Ing. Techn., Vol. 26, 470478 (1954). (in German)(25)

Brauer,H.,

StrӧmungsuntersuchungenundWӓrmeubergang bei Rieselfilmen, VDI Forscungsheft,(B22), 457 (1956). (in German)(26) 鈴木新一，植田辰洋，日本機械学会論文集（第２部），
対向気液二相流における液膜挙動とフラッディング(第1報，円管内流の場合)，Vol. 44(377), 164-173 (1978).
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A.I.Ch.E Journal, Vol. 5(2), 245-248 (1978).

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-13

217

統計的安全評価における代替統計モデルの適用（Stan による不確かさ解析のベイズ推定）
Application of surrogate models for statistical safety evaluation(Bayesian modeling and inference for uncertainty analysis using Stan)
木下 郁男 (Ikuo Kinoshita)*1
要約 加圧水型原子炉の小破断冷却材喪失事故模擬実験を対象とした最適評価コード RELAP5 による統計的安全評価に対して，確率的プログラミング言語 Stan を用いて不確かさ解析のベイズ推定を行った．代替統計モデルによる不確かさ解析に対して，安全評価パラメータのベイズ予測区間を算出し，RELAP5 解析結果と比較した．その結果，予測区間はその信頼度に応じた確率で
RELAP5 による解析結果を含むことを確認した．また，ベイズ推定により算出した 95%値の 95％
累積確率値を順序統計法による評価結果と比較した．順序統計法では，サンプリングケースごとに評価結果が大きく変動し，RELAP5 解析に対して非保守的な評価となる場合がある．一方，ベ
イズ推定による評価は，その変動は順序統計法よりも小さく，その変動を考慮しても RELAP5 解析結果に対して安全側の評価となることを確認した．以上より，統計的安全評価に代替統計モデ
ルを適用するにあたっては，不確かさ解析のベイズ推定を行うことにより，安全評価パラメータの評価の不確かさをベイズ予測区間として定量的に，順序統計法よりも精度良く評価できると言える．
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，ベイズ推定

Abstract The present paper discusses application of a surrogate model for a best estimate plus uncertainty(BEPU) analysis of a safety evaluation parameter on Bayesian modeling and inference using a probabilistic
programming language Stan for the RELAP5 uncertainty analysis of a PWR small break LOCA experiment. The
Bayesian prediction intervals for the uncertainty analysis were estimated and compared with the RELAP5
uncertainty analysis. The prediction intervals were verified to include the RELAP5 analysis results with theprobability corresponding to the prediction intervals. The 95% values of the cumulative probability for the 95%
upper limits of the Bayesian prediction intervals for the uncertainty analysis were calculated and compared withthe estimations by the order statistics method. The estimated values by the order statistic method varied widely
depending on the sampling cases, which caused the cases of non-conservative evaluations compared with the
RELAP5 analysis results with 5% probability. On the other hand, the estimated values by the Bayesian inference
showed small fluctuations among the sampling cases, and the values were on the safe side evaluation comparedwith the RELAP5 analysis results even if the fluctuations were included. Therefore, the recommendation wasmade that the Bayesian modeling and inference should be used for the BEPU analysis which produced theprediction intervals representing the uncertainty in the evaluation of the safety parameter quantitatively and moreaccurately than the order statistics method.
Keywords

Best estimate plus uncertainty (BEPU), Statistical surrogate model, Uncertainty analysis, Bayesian inference

基づきモデルの不確かさを定量化する．統計的安全評

1.. 諸緒1
言言

価手法は，これらの不確かさをモンテカルロ・サンプ

原子力プラントの安全性について十分な精度でのリングにより統合し，コード全体の不確かさを評価す議論を行うためには，詳細な核熱水力計算モデルを用る．本手法の適用により，最適評価結果に対する不確いる最適評価コードとその不確かさを評価する統計手

かさが定量的に評価され，過度の保守性を排した信頼法を組み合わせた統計的安全評価手法（Best Estimate性の高い評価結果を得ることができる．統計的安全評

Plus Uncertainty, BEPU）(1)が必要である．

価手法は，米国，韓国，スペインなどの国で規制に採原子力プラントのような大規模複雑系を模擬するた用されており，日本でも採用が検討されている．日本(2)

では，日本原子力学会標準「統計的安全評価の実施基等の方法に基づき，システムを階層分解して要素ごと

準」(3)が 2008 年に策定され，2021 年に本手法の最新知に物理現象をモデル化し，それに対応する検証実験に見を反映した改訂版が発行された．

めに，最適評価コードは，階層的二層スケーリング*1(株)原子力安全システム研究所 技術システム研究所

218

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-13

統計的安全評価では，最適評価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求めさが安全評価パラメータの解析結果に及ぼす影響を評価する．

る．最適解析コードは計算コストが大きいため，これ

図1は，統計的安全評価における不確かさ評価の概要を実施可能な計算時間で行うためには，最適評価コーを示す．統計的安全評価は以下の手順で実施する．①

ドよりも計算コストの小さな代替統計モデル (4) (5)の適最適評価コードの入力パラメータの不確かさを特定し，用が有効である．代替統計モデルは，解析コードの入確率分布として定量化する．②入力パラメータの不確力と計算結果との間の関係を近似するモデルである．
一般に，パラメータを含んだ形式で定式化され，各パラメータはデータに適合するように定められる．
代替統計モデルは，必ずしも最適評価コードのように現象を忠実に模擬することを目的としているのではかさ分布からサンプリングを行って最適評価コードによる解析を行い（図中の赤字で示す），これらの解析
結果を集計して出力パラメータの不確かさ分布を求め
る．③出力パラメータの不確かさ分布から統計的安全なく，評価しようしている観点からシステムの特性をとらえてモデルを構築し，システムの予測や最適化に①入力パラメータの不確かさの特定と定量化活用することを目的とする．したがって，統計的安全評価に代替統計モデルを適用するにあたっては，統計的安全評価において重要な 95%累積確率値（以下 95％
値とも言う）の計算精度についての検討が必要である．

入力パラメータ
入力パラメータ
入力パラメータ
不確かさ
不確かさ
不確かさ
赤線が入力パラメータのサンプリング

特に，代替統計モデルによる学習データ以外のデータに対する計算精度（汎化性能）の確認が必要である．
2020 年の本誌論文(6)では，日本原子力研究開発機構の ROSA 計画大型非定常試験装置（LSTF）における小破断 LOCA（冷却材喪失事故）模擬実験(7) (8)を対象に，
代替統計モデルによる不確かさ解析において，交差検証法を適用することにより 95％値の計算精度を推定できることを示した．また，2021 年の本誌論文(9)では，実機プラントにおける小破断 LOCA 事象を対象に，代替統計モデルによる不確かさ解析における 95%値の計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③解析結果に対する不確かさ評価
最適評価
出力パラメータ
不確かさ

サンプル入力パラメータによる解析値

統計的安全評価(95%累積確率値)

算精度の向上のために，適応的サンプリング法が有効であること，交差検証法を適用することにより 95％値の計算精度を推定できることを示した．しかし，95％
値の計算精度についての定量的な検討は不十分であっ図 1 統計的安全評価における不確かさ評価た．
本 論 文 で は ， 2020 年 の 本 誌 論 文 で 実 施 し た
ROSA/LSTF における小破断 LOCA 模擬実験の不確か

評価値を求める．通常，統計的安全評価値は95%累積
確率値で与えられる．

さ解析を対象に，不確かさ解析の代替統計モデルに対統計的安全評価においては，95%累積確率値は最適

してベイズ推定(10) (11)を適用する．これにより，95％値

評価コードの直接計算で得られた確率分布から直接評の計算精度について，ベイズ予測区間を用いて定量的価するのが厳密であるが，これでは計算コストが大きな評価を行う．

くなる．計算コストを削減するために，代替統計モデ
ルを適用して95%累積確率値の評価が行われている．

2.. 統統2
計計的安全評価と代替統計モデル
的安全評価と代替統計モデル

図2に，代替統計モデルの概念図を示す．代替統計モ
デルは，最適評価コードの入力と出力との関係を近似

統計的安全評価手法(1) (3)では，着目する事象に対し，するように少数のサンプル（学習データ）から学習さまず重要度ランク表（PIRT）を作成して安全評価パラれた計算コストの小さいモデルである．米国原子力規メータに及ぼす影響の大きい重要現象を抽出し，次い制委員会（NRC）が NUREG/CR-5249(1)において提唱しで，抽出した重要現象に対応する計算モデルや入力データの不確かさを定量化したうえで，これらの不確かた，多項式関数で計算結果をフィッティングする方法

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-13219

回帰等による代替統計モデルを適用した．本論文では，
この不確かさ解析を対象にベイズ推定を行い，95%値

学習データの評価の不確かさをベイズ予測区間として定量的に評価する．この結果を RELAP5 計算と比較して妥当性について検討するとともに，その評価精度を順序統計法
による評価と比較する．
最適評価コード

代替統計モデル

33.. 代代
替替統計モデルによる不確かさ解析
統計モデルによる不確かさ解析

図 2 代替統計モデル
も代替統計モデルの一種である．また，近年の機械学

3.1 RELAP5
R ELAP5コードによる不確かさ解析
3.1
コードによる不確かさ解析

習手法の進展により，より高度な機械学習モデルを用

日本原子力研究開発機構（旧日本原子力研究所）のいた代替統計モデルの研究も行われている(12) (13)．

ROSA プロジェクトにおいて，大型非定常実験装置

代替統計モデルを統計的安全評価に適用するにあた

LSTF を用いて，PWR プラントの小破断 LOCA 時の再っては，学習データ以外のデータに対するモデルの計

冠水過程に関する実験が実施されている．LSTF におけ

算精度の確認が必要である．統計学や機械学習では，

る 2 次側強制減圧関連試験(7)(8)を対象に実施した不確か

代替統計モデルが，学習データに対しては適合しているが，未知のデータに対しては適合できていないことさ解析(14)の概要を以下に示す．
図 3 に，LSTF 装置の概観図を示す．LSTF 装置はウを，そのモデルが過学習（または過剰適合）しているェスチングハウス社製 4 ループ PWR プラントを同じ高と言う．一般に，過学習の要因としては，モデルの自由度が大きすぎることと，学習データが少なすぎることが考えられる．代替統計モデルを単純で自由度を小さいものとすれば過学習を抑制できるが，あまり単純なモデルでは，代替統計モデル自体の精度が悪いもの

さ，体積を 1/48 で模擬し，1 次系冷却材配管の小破断による LOCA や異常な過渡変化を，実炉と同じ圧力，
温度，時間経過で模擬することができるよう設計されている．原子炉容器，１次系ループ，ECCS 注水系から構成されており，4 つのループを 2 つの等体積（2/48スケール）ループにより模擬している．

になる可能性がある．一方，学習データを多くすれば過学習を抑制できるが，代替統計モデルの構築のため
Aループに多くの最適評価コードによる計算が必要となる．統計的安全評価に代替統計モデルを適用するにあたっては，解析対象の複雑度と利用できる学習データ数に応じて適切な代替統計モデルを構築することが必要であ

Bループ
安全弁

安全弁
蒸気発生器

蓄圧タンク

加圧器

る．
このように，代替統計モデルは，最適評価コードの計算を近似するモデルであるので，統計的安全評価に

高温側
配管

代替統計モデルを適用するにあたっては，代替統計モ
デルによる計算の不確かさを定量的に評価する必要がある．代替統計モデルによる計算の不確かさは，ベイズ統計学(10) (11)の方法により定量的に評価できる．ベイズ統計学の方法では，代替統計モデルに使用されるパ

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

低温側
配管

圧力
容器

ラメータを確率変数として扱い，不確かさを考慮した予測を行うことができる．

図 3 LSTF の概観図(8) 本研究では，統計的安全評価に代替統計モデルを適用するにあたり，代替統計モデルによる計算の不確か

表 1 に解析対象とした SB-CL-32 試験の試験条件を示

さをベイズ推定による予測分布として定量化する．
2020 年度の本誌論文では，ROSA/LSTF における小破

す．破断位置は加圧器非接続ループ低温側配管である．
破断サイズは低温側配管断面積の 1.0%であり，実機 4

断 LOCA 模擬実験の不確かさ解析に対して，線形 2 次

ループ PWR の 3 インチ破断に相当する．SB-CL-32 試

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-13220で補助給水を行っている．蓄圧注入は全ループで作

表1 試験条件／解析条件

動する条件である．

SB-CL-32

項目

本実験を対象に，RELAP5/MOD3.2 コード(15)を用

破断サイズ

低温側配管断面積の 1.0%

いて，安全評価パラメータを燃料被覆管最高温度

破断場所

加圧器非接続低温側配管（PCT）とした不確かさ解析を実施した．

破断向き

横向き

原子炉トリップ

加圧器圧力低力挙動を１次系のコンポーネントごとに詳細に分析

主給水停止

原子炉トリップと同時

し，PCT を安全評価パラメータとした重要度ランク

主蒸気隔離

原子炉トリップと同時表（PIRT）を作成して，不確かさを考慮すべき重要SG2 次側強制減圧

破断後 600 秒，減温率 200K/h
（全ループ）

補助給水

強制減圧開始と同時（全ループ）

高圧注入

不作動

蓄圧注入

作動（全ループ）

低圧注入

作動前に試験終了

不確かさ解析は，日本原子力学会標準(3)に則って実施した．まず，本実験が対象とする事故時の熱水現象を抽出した(16)(17)．次いで，抽出した重要現象に対応する 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て不確かさを定量化した(18)-(24)．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．
以上より，各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．入力パラメータ

験は，高圧注入系の機能喪失を仮定している．蒸気発のサンプリングはランダム・サンプリング法により生器の逃し弁の開放による 1 次系の減圧は，破断後 600

行い，全 1024 ケースの解析を実施して PCT の分布を秒に全ループで減温率 200 K/h で行い，同時に全ループ求めた．図 4 に，全 1024 ケースに対する PCT のヒス
トグラムを示す．

表2 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

露出炉心熱伝達(18)炉心内相間摩擦(19)(20)
伝熱管凝縮熱伝達(層流) (21)
伝熱管凝縮熱伝達(乱流) (21)
伝熱管入口 CCFL(22)低温側配管水平層状化(23)
ダウンカマ相間摩擦(24)RELAP5 モデル

不確かさパラメータ

最小最大

熱伝達係数乗数

0.58

1.88

EPRI 相関式

相間摩擦係数乗数

0.13

3.00

Nusselt 相関式

熱伝達係数乗数

0.56

1.44

Shah 相関式

熱伝達係数乗数

0.64

1.66

CCFL 相関式

CCFL 定数

0.70

0.80

Taitel-Dukler 式

水平層状化判定乗数

0.20

4.63

相間摩擦係数乗数

0.58

1.60

Dittus-Boelter
相関式

Kataoka-Ishii
相関式

ヒストグラム

一様分布

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-13

221

Number of Frequency (-)

200

160
120
80
40

0

640 680 720 760 800 840 880 920 960 1000

PCT (K)
図4
4 PCT のヒストグラム(14)3.2 代替統計モデルの適用
3.2
代 替統計モデルの適用

図 55 PCT の累積確率分布(6)
1000
980
960

3.1 節の RELAP5 による不確かさ解析を対象に行った代RELAP5 による不確かさ解析（1024 サンプル）から，無作為に 59 サンプル抽出し，これを学習データとして入力パラメータと PCT との関係を近似する代替統計モデルを構築した．学習モデルには，線形 2 次回帰（交互作用項あり），ガウス過程回帰（指数カーネル）を用いた．これらの代替統計モデルを用いて RELAP5 解析と同じ乱数により統計解析を行い，PCT の不確かさを RELAP5 解析と比較した．
図 5 に，全データ（1024 サンプル）に対して代替統計モデルで計算した PCT の累積確率分布を示す．線形 2 次
回帰が RELAP5 計算と良い一致を示した．ガウス過程回

940

Temperature (K)替統計モデルの適用(6)についての概要を以下に示す．

920
900

880
860
840

820
800
780

0

1

2

3

4

5

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)

6

7

8

9

10

11

12

代替モデル 59サンプル
代替モデル 93サンプル
代替モデル 124サンプル
代替モデル 153サンプル
RELAP5 (平均値)

図66 95％値の順序統計法との比較 (100 ケース)(6)

帰は，学習データをよく再現したものの，全データに対し

図 6 から分かるように，順序統計法による 95%値のては 95％値を過小評価した．ガウス過程回帰は学習デー

評価はサンプリングケースごとのバラツキが大きい．

タに対し過学習をしていると評価される．

特に，サンプル数が少ない場合には，RELAP5 不確か

図 6 に，無作為に抽出した 100 ケースのデータセッ

さ解析の平均値との差異以上に，95%値を高めに評価

トに対して，PCT の 95%値を代替統計モデル（線形 2次回帰）と順序統計法で評価した結果を比較して示す．

する場合がある．また，順序統計法による 95%の評価
は 95%信頼水準の評価であることから，統計的に 5%の

赤実線は RELAP5 不確かさ解析（1024 サンプル）の 95%

割合で RELAP5 計算値よりも低くなるケースが生じる．

累積確率値，青破線は RELAP5 不確かさ解析の平均値

一方，代替統計モデルによる 95%値の評価は，順序を示している．

統計法よりもサンプリングケースごとのバラツキが小順序統計法は，統計理論から所定の確信度を有する

さく，サンプリングケースに渉って平均した値は，評価を得るために必要なサンプル数（解析ケース数）

RELAP5 不確かさ解析とほぼ一致する結果が得られた．

を定めて不確かさを評価する方法である．必要なサン

ただし，
代替統計モデルによる 95％値の評価は，約 50％

プル数は Wilks の式で(25) (26)与えられる．これによると，の割合で RELAP5 計算値よりも低くなるケースがある．

安全評価パラメータのサンプルを大きい順に並べた場
合，95％信頼水準で 95％累積確率値が上位 1 位，2 位，これについて，2020 年の本誌論文(6)では，交差検証法
によって 95%値の評価の誤差を推定できることを数値

3 位，4 位に位置するために必要なサンプル数は，それ計算により確認した．しかし，95％値の評価の誤差のぞれ 59 サンプル，93 サンプル，124 サンプル，153 サ

定量的な検討は不十分であった．本研究では，不確かンプルである．

さ解析のベイズ推定を行い，95%値の評価の定量的な検討を行う．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-13

222

4.. 不不4
確確かさ解析のベイズ推定
かさ解析のベイズ推定
4.1 ベイズ推定の適用
ベ イズ推定の適用
4.1

タは，RELAP5 計算による 1024 のデータセットの中から学習データとは別に無作為に選んだ 500 サンプルとした．
Stan による MCMC の実行は以下のように行った(28) (29)．
統計モデルの各パラメータの事前分布は，無情報事前分布

本節では，3 節で説明した不確かさ解析を対象に，確率（一様分布）で与えた．MCMC サンプリングの繰り返し的プログラミング言語 Stan(27)を用いて，不確かさ解析の数およびバーンイン期間は，2000 および 500，または 2500

ベイズ推定を行う．

および 1000 とし，マルコフ連鎖の数を 3 に指定した．

ベイズ統計学の方法では，代替統計モデルに使用されるパラメータを確率変数として扱い，不確かさを考

MCMC の実行後には収束の判定指標である R̂ が 1.1 以下となることを確認した．

慮した予測を行う．一般に，代替統計モデルは特定のパラメータ θ からどのようにしてデータ Y が発生するかを表現する確率分布 p(Y|θ)としてモデル化される．ベ
イズ推定は，データ Y に基づきパラメータ θ の確率分
布 p(θ|Y)を推定する手続きであり，以下のベイズの定理

図 7～12 および表 3 に，Stan による PCT のベイズ推定の結果を示す．
図 7，図 8，図 9 に，それぞれ線形 2 次回帰，ガウス過に基づいて計算される．

p ( | Y ) =4.2
4.2. ベイズ予測区間の算出
ベ イズ予測区間の算出

p (Y |  ) p ( )p (Y )

程回帰，
線形 2 次回帰＋誤差のガウス過程回帰による PCTの 90%ベイズ予測区間を示す．
横軸は RELAP5 による PCTの計算値，縦軸は Stan による PCT の 90％ベイズ予測区間p(θ|Y)を事後分布という．
ここで p(θ)を事前分布，また，である．丸印は PCT の平均値であり，赤丸および青丸は，

データ Y が与えられたときの，新たなデータ y*が従う
確率分布は，p(y*|θ)を p(θ|Y)で重みづけした積分として，それぞれ学習データおよびテストデータに対する平均値次式で計算される．

テストデータに対するベイズ予測区間を示す．学習データ

p ( y* | Y ) =  p ( y* |  ) p ( | Y ) d
この p(y*|Y)を予測分布という．

を示す．青線および水色線は，それぞれ学習データおよびの方がテストデータよりも PCT の予測精度がよく，ベイズ予測区間も小さくなっている．
PCT の予測精度は，いずれの回帰モデルも，学習デー

ここで，事後分布 p(θ|Y)は一般に解析的に求めることがタ数59 よりも学習データ数93 の予測精度が向上している．

できないため，p(θ|Y)を定常分布に持つような乱数を発生

PCT のベイズ予測区間は，学習データ数 59 の線形 2 次回

させて数値的に計算することが行われる．具体的には，マ帰が他の回帰モデルよりも大きい．線形 2 次回帰＋誤差のルコフ連鎖を活用して p(Y|θ) p(θ)に従う乱数を生成する

ガウス過程回帰は，学習データ数 59 に対して，PCT の予

種々のアルゴリズムが開発されており，これらの手法を総測精度は線形 2 次回帰と同程度であり，PCT のベイズ予称してマルコフ連鎖モンテカルロ法（MCMC 法）という．

測区間はガウス過程回帰と同程度となっている．これより，

MCMC 法の代表的なものとして，ギブスサンプリングや

本回帰モデルの有効性が示されている．

ハミルトニアン・モンテカルロ法等がある．Stan はハミル

表 3 には，テストデータ（500 点）に対して RELAP5

トニアン・モンテカルロ法の実装の一つである No-U-Turn

による計算結果が 90%ベイズ予測区間に含まれる割合をSampler (NUTS)を使用している．

示している．学習データ数 59 の線形 2 次回帰では約 95%

本研究では，3 節の不確かさ解析を対象に，Stan によるとなっているものの，他の回帰モデルは約 90%となってモデル化を行った．2020 年の本誌論文(4)と同様に，回帰いる．したがって，代替統計モデルによる PCT の評価にモデルとして 7 変数 2 次多項式を用いた線形回帰，およびおける不確かさは，ベイズ予測区間によって定量的に評価

入力 7 次元，出力 1 次元のガウス過程回帰を適用し，これできると言える．

らを Stan によりモデル化した．さらに，2021 年の本誌論文(5) と同様に，2 次多項式による線形回帰と，それとRELAP5 計算との誤差を評価するガウス過程回帰との和で表される回帰モデルについても Stan によりモデル化した．
学習データは，3 節で説明した不確かさ解析と同様のデータとし，サンプルサイズは 59 と 93 とした．テストデー

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-13(b) 学習データ数 93(a) 学習データ数 59

図 線形  次回帰
次回帰 ベイズ予測区間
ベイズ予測区間(b) 学習データ数 93(a) 学習データ数 59

図88 ガウス過程回帰
ガウス過程回帰 ベイズ予測区間(a) 学習データ数 59(b) 学習データ数 93

図 99 線形 2 次回帰＋誤差のガウス過程回帰
次回帰＋誤差のガウス過程回帰 ベイズ予測区間

223

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-13

224(b) 学習データ数 93(a) 学習データ数 59

図 10 線形 2 次回帰 累積確率分布(b) 学習データ数 93(a) 学習データ数 59

図 11 ガウス過程回帰 累積確率分布(a) 学習データ数 59(b) 学習データ数 93

図 12 線形 2 次回帰＋誤差のガウス過程回帰 累積確率分布

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-13

225

表3 Stan による PCT のベイズ推定
線形 2 次回帰＋

線形 2 次回帰

ガウス過程回帰

学習データ数

59

93

59

93

59

93

決定係数 R

0.87

0.89

0.88

0.91

0.87

0.89

90%区間に含まれる割合 [%]

95.0

88.0

89.8

87.4

87.3

88.5

95%累積確率値 [K]

884.3

887.5

875.2

883.2

883.2

886.9

95%/95%値 [K]

923.6

913.3

898.6

903.3

908.9

911.2

回帰モデル

2

図 10，図 11 ，図 12 に，それぞれ線形 2 次回帰，ガウ
ス過程回帰，線形 2 次回帰＋誤差のガウス過程回帰による誤差のガウス過程回帰

学習データ数 93 の場合は，ベイズ推定の結果は，どの回帰モデルに対してもほぼ同様な結果が得られた．

PCT の累積確率分布を示す．図には，90％ベイズ予測区

間を合わせて示している．赤線は，全 1024 データに対する RELAP5 計算値の累積確率分布であり，学習データ

4.3 順序統計法との比較
順 序統計法との比較
4.3を×印で示している．また，破線は，各データのベイズ推

順序統計法は，統計理論から所定の確信度を有する定による 5%点および 95％点についての累積確率分布を評価を得るために必要なサンプル数（解析ケース数）

示している．

を定めて不確かさを評価する方法である．安全評価パ

図 10～図 12 からわかるように，
90％ベイズ予測区間は，データ点ごとの変動が大きい．そこで本研究では，各デー

ラメータのサンプルを大きい順に並べた場合，95％信
頼水準で 95％累積確率値が上位 1 位，2 位に位置する

タのベイズ推定による 95％点に関する 95％累積確率値をために必要なサンプル数は，それぞれ 59 サンプル，93

求めて，これを 95%/95%値として不確かさ解析の指標とサンプルである．

した．

本節では，4.2 節で検討した代替統計モデルによる

線形 2 次回帰による PCT の累積確率分布は，2020 年の95%/95％値の評価を順序 統計法による 95%/95％値

論文と同様に，RELAP5 計算による PCT の累積確率分布（95％信頼水準／95%累積確率値）の評価と比較した．

とよく一致し，95%累積確率値も RELAP5 計算値（888.4K）

具体的には，RELAP5 による不確かさ解析（1024 サンとよく一致する結果が得られた．しかし，学習データ数プル）から，59 サンプル，93 サンプルのデータセット

59 の場合，90%ベイズ予測区間が大きい評価となり，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て，順序統計法により PCT の 95％信頼水準

95%/95%値はその分大きな評価となった．
ガウス過程回帰による PCT の累積確率分布は，学習デ／95%累積確率値を求めた．また，各々のケースに対ータ数 59 の場合，RELAP5 計算の累積確率分布と比較しして，これを学習データとして Stan により不確かさ解て，PCT 高温領域で過大評価，PCT 低温領域で過小評価

析のベイズ推定を行い，95%/95%値を算出した．代替の傾向となった．これは，3.2 節の結果（2020 年の本誌論

統計モデルとしては，4.2 節で不確かさ解析の計算精度

文）と同様の結果である．このため，ガウス過程回帰によを確認した線形 2 次回帰＋誤差のガウス過程回帰を使る PCT の 95％値は RELAP5 計算値よりも約 13.2K の過小用した．

評価となった．したがって，95%/95%値の評価も同程度の過小評価となる．

表 4 に，無作為に抽出した 100 ケースのデータセッ
トに対して，PCT の 95%/95％値を代替統計モデル（ベ線形 2 次回帰＋誤差のガウス過程回帰による PCT の累

イズ推定）と順序統計法で評価した結果を示す．代替

積確率分布は，線形 2 次回帰とほぼ同じであり，PCT の統計モデルについては，95%値の評価結果も併せて示

95％値も RELAP5 計算値とよく一致する結果が得られた．
また，学習データ数 59 の場合，線形 2 次回帰と比較してしている．図 13 に，100 ケースの解析結果を要約した
箱ひげ図を示す．これには RELAP5 計算による 95%値

90%ベイズ予測区間が小さいため，95%/95%値の評価は線も併せて示している．

形2 次回帰よりも約14.7K 低い結果が得られた．
これより，本研究の解析対象に対しては，不確かさ解析の代替統計モ

ベイズ推定による 95％値の 100 ケースの平均値は，
学習サンプル数 59 で 890.1 K，学習サンプル数 93 でデルとして線形 2 次回帰＋誤差のガウス過程回帰を使用

887.2 K あり，RELALP5 計算による 95％値（888.4K）

することが適切であると言える．

とよく一致する結果が得られた．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-13

226

順序統計法による 95%/95％値はサンプルケースごと

以上のように，統計的安全評価に代替統計モデルをの変動が大きい．また，RELAP5 計算の 95%値よりも適用するにあたっては，安全評価パラメータの 95％累小さくなるケースがある（統計的に 5%の割合で生じ積確率値の評価における不確かさは，ベイズ推定による）．一方，代替統計モデル（ベイズ推定）による 95％って定量的な評価が可能である．具体的には，ベイズ/95％値は，平均値は順序統計法による評価と同程度で推定による 95%/95%値を用いることにより，その統計あるが，その変動は順序統計法よりも小さい．また，的変動は順序統計法による評価の変動よりも小さく，最小値は RELAP5 計算の 95%値よりも大きい．したがまたその変動を考慮しても RELAP5 計算の 95%値よりって，代替統計モデルよる 95％/95％値は，RELAP5 計

も安全側の評価を得ることができる．

算の 95%値を安全側に評価することが確認できた．
表4 Stan による PCT のベイズ推定（100 ケースの集計）
59 サンプル（100 ケース）

学習データ数評価法

代替統計モデル93 サンプル（100 ケース）

順序統計法

代替統計モデル

順序統計法

統計量

95％値

95%/95%値

95%/95%値

95％値

95%/95%値

95%/95%値

平均値 [K]

890.3
6.0
909.4
871.7

915.6
7.8
937.0
894.9

917.0
22.8
975.1
873.1

887.4
4.5
900.0
877.6

913.3
5.5
926.1
897.3

910.6
13.8
945.8
873.1

標準偏差 [K]
最大値 [K]
最小値 [K](a) 学習データ数 59(b) 学習データ数 93

図 13 95％/95%値の分布（100 ケースの集計）

5.. 結結5
言言
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求める．これプログラミング言語 Stan を用いて代替統計モデルによる不確かさ解析のベイズ推定を行い，安全評価パラメータ（PCT）の評価の不確かさを，RELAP5 による解析結果と比較検討した．

を実施可能な計算時間で行うためには，安全解析コードよベイズ推定により算出した不確かさ解析の予測区間

りも計算コストの小さな代替統計モデルの適用が有効でを RELAP5 解析結果と比較した．その結果，予測区間
はその信頼度に応じた確率で RELAP5 による解析結果ある．
本論文では，最適評価コード RELAP5 による小破断
LOCA 模擬実験に対する統計的安全評価を対象に，確率的を含むことを確認した．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-13

227

また，ベイズ推定により算出した 95%値の 95％累積(9) 木下郁男, “統計的安全評価における代替統計モデル

確率値を順序統計法による評価結果と比較した．順序の適用（実機条件の不確かさ解析に対する適用性の統計法では，サンプリングケースごとに評価結果が大検討）”, INSS JOURNAL, Vol.28, pp.151-162 (2021).

きく変動し，RELAP5 解析に対して非保守的な評価を(10) A. Gelman, J.B. Carlin, H.S. Stern, D.B. Dunson, A.

与える場合がある．一方，ベイズ推定による評価は，

Vehtari, D.B. Rubin, “Bayesian Data Analysis, Third

その変動は順序統計法よりも小さく，その変動を考慮しても RELAP5 解析に対して安全側の評価を与えることを確認した．
以上より，統計的安全評価に代替統計モデルを適用するにあたっては，不確かさ解析のベイズ推定を行う
ことにより，安全評価パラメータの評価の不確かさをベイズ推定による予測区間として，順序統計法よりも精度良く定量的に評価できると言える．

(11) 久保拓弥, “データ解析のための統計モデリング入門”, 岩波書店 (2012).
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参
 考
考文献
参
文献
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LOCA 時高(21) 鳥毛俊秀,quantification
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the rod bundle geometry,” Journal of～被覆
Nuclear Engineering
圧注入系不作動事象への統計的手法適用
and Radiation Science, Vol.2, No.2, 021003 (2016)
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鳥毛俊秀,
木下郁男,
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化 ", LOCA 時高
圧注入系不作動事象への統計的手法適用～被覆管
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Energy, Vol.Prediction
94, pp230-240(2016).
(25) S.S. Wilks,“Statisticalwith
S.S. toWilks,“Statistical
Prediction
with Special
Special (25)
Reference
the Problem
of Tolerance
Limit,”
Reference to the
ProblemTolerance Limit,” Annals ofAnnals of Mathematical
Statistics,
13,ofpp.400-409(1942).

Mathematical Statistics, 13, pp.400-409 (1942).

Guba, M,
Makai, P.
Lenard, “Statistical(26) A. Guba,
P. Lenard,“Statistical
Aspects Aspects of(26) M,A.Makai,
Best Estimate
Method-I,”
Reliability
Engineering andof Best Estimate
Method-I,”
Reliability
Engineering80, 217-232
and System System
Safety, Safety,
80, 217-232(2003).(2003).
Team,“Stan Modeling Language(27) Stan Development
Team, “StanModeling(27) Stan Development
Users Guide
Guide andand Reference
Reference Manual,”
Manual,” Ver. 2.29,
Language Users
Ver. 2.29, https://mc-stan.org,
https://mc-stan.org,(2022).
(2022).
“Stan
R(28) 松浦健太郎,とでベイズ統計モデリン“Stan
松浦健太郎,と R でベイズ統計モデリング”,(28)(2016). (2016).
グ”,共立出版
共立出版“R(29) 馬場真哉,と Stan ではじめるベイズ統計モデリ“R と Stan ではじめるベイズ統計モデリ(29) 馬場真哉,
ングによるデータ分析入門”,
講談社 (2019).
ングによるデータ分析入門”,
講談社 (2019).

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-14

229

2021 年
220度
02211関
年
年
西
度
度
電関
力
関西
美
西電
浜
電力
発
力美
電
美浜
所
浜発
原
発電
子
電所
力
所原
防
原子
災
子力
訓
力防
練
防災
の
災訓
訓練
練の
の
プランプ
ト
プラ
事
ラン
象
ント
進
ト事
展
事象
シ
象進
ナ
進展
リ
展シ
オ
シナ
解
ナリ
析
リオ
オ解
解析
析
Plant incident
Plant
Plant
progress
incident
incidentscenario
progress
progressanalysis
scenario
scenarioforanalysisanalysis
MihamaforfornuclearMihamaMihamaemergency
nuclearnuclearemergency
emergency
exercise of
exercise
exerciseKansaiofofKansai
KansaiElectric PowerElectric
Electric
Co.,
Power
Power
Inc. Co.,
2021
Co.,Inc.
Inc.2021
2021
*1
*1
*1 *1
＊2
＊2＊2
川崎 郁夫
川崎
川崎
(Ikuo
郁夫
郁夫
Kawasaki)(Ikuo(Ikuo Kawasaki),Kawasaki)
高木 *1俊弥,*1,高木高木(Toshiya
俊弥
俊弥(Toshiya
Takaki)(Toshiya,Takaki)山本
Takaki)治宗, ,山本山本(Yoshinori
治宗
治宗(Yoshinori(Yoshinori
Yamamoto)Yamamoto)
Yamamoto)
川崎 郁夫（IkuoKawasaki）＊1
高木 俊弥（ToshiyaTakaki）＊1
山本 治宗（YoshinoriYamamoto）＊2
＊2 ＊2
＊2
＊2
＊2＊2
＊2
＊2＊2
＊2
＊2＊2
山崎
池田浩之
武部
創（HajimeTakebe）
山崎強（TsuyoshiYamazaki）
強 山崎(Tsuyoshi
山崎 強強(Tsuyoshi
Yamazaki)(TsuyoshiYamazaki)
Yamazaki), 池田,浩之（HiroyukiIkeda）,池田(Hiroyuki
池田浩之
浩之(Hiroyuki
Ikeda)(Hiroyuki, Ikeda)武部
Ikeda)
創, ,武部(Hajime
武部 創創
Takebe)(Hajime(Hajime
Takebe)Takebe)

要約
2021
要要
約
年度に実施された関西電力美浜発電所原子力防災訓練のプラント事象進展シナリオ
約 20212021
年度に実施された関西電力美浜発電所原子力防災訓練のプラント事象進展シナリオ
年度に実施された関西電力美浜発電所原子力防災訓練のプラント事象進展シナリオ解析を実施した．事象発生とその後の工学的安全設備の多重故障,緊急安全対策等を想定した解析
解析を実施した．事象発生とその後の工学的安全設備の多重故障,緊急安全対策等を想定した解析
解析を実施した．事象発生とその後の工学的安全設備の多重故障,緊急安全対策等を想定した解析を実施し，得られた結果から原子力災害対策特別措置法（原災法）に基づく特定事象発生時刻やを実施し，得られた結果から原子力災害対策特別措置法（原災法）に基づく特定事象発生時刻やを実施し，得られた結果から原子力災害対策特別措置法（原災法）に基づく特定事象発生時刻やプラント応答等の事象進展の評価を実施した．その結果，(1)プラント応答等の事象進展の評価を実施した．その結果，(1)プラント応答等の事象進展の評価を実施した．その結果，(1)
事象発生からの時間は，原災法第
事象発生からの時間は，原災法第
事象発生からの時間は，原災法第10 条通報事象まで
1010
条通報事象まで
条通報事象まで
50 分，原災法第5050
分，原災法第分，原災法第15 条該当事象まで
1515
条該当事象まで
条該当事象まで
1 時間 20 分であった．(2)炉心損傷後に，
1 時間
1 時間
2020
分であった．(2)炉心損傷後に，分であった．(2)炉心損傷後に，選定したアクシデントマネジメント（AM）策によるキャビティ直接注水、代替炉心注水および代選定したアクシデントマネジメント（AM）策によるキャビティ直接注水、代替炉心注水および代選定したアクシデントマネジメント（AM）策によるキャビティ直接注水、代替炉心注水および代替格納容器スプレイを実施することにより，炉心出口温度，格納容器圧力および温度の上昇が抑替格納容器スプレイを実施することにより，炉心出口温度，格納容器圧力および温度の上昇が抑替格納容器スプレイを実施することにより，炉心出口温度，格納容器圧力および温度の上昇が抑制され，原子炉容器破損および格納容器破損に至らず事象が収束することを確認した．(3)緊急事
制され，原子炉容器破損および格納容器破損に至らず事象が収束することを確認した．(3)緊急事
制され，原子炉容器破損および格納容器破損に至らず事象が収束することを確認した．(3)緊急事
態事象 GE21態事象
発信後に
態事象
GE21
GE21
AM発信後に策が実施できなかった場合の
発信後に
AMAM
策が実施できなかった場合の策が実施できなかった場合のMAAP 解析を実施した結果，事象発生から炉
MAAP
MAAP
解析を実施した結果，事象発生から炉解析を実施した結果，事象発生から炉心損傷までの時間は心損傷までの時間は心損傷までの時間は
2 時間 16 分，格納容器の圧力が最高使用圧力の
2 時間
2 時間
1616
分，格納容器の圧力が最高使用圧力の分，格納容器の圧力が最高使用圧力の2 倍に到達するまでの時間は2 倍に到達するまでの時間は2 倍に到達するまでの時間は
62 時間 37 分であった．
6262
時間
時間
3737
分であった．
分であった．
キーワード キーキ
原子力防災訓練，シビアアクシデント，アクシデントマネジメント，原子力災害対策特別措置
ワーー
ワドード 原子力防災訓練，シビアアクシデント，アクシデントマネジメント，原子力災害対策特別措置
原子力防災訓練，シビアアクシデント，アクシデントマネジメント，原子力災害対策特別措置法，MAAP法，MAAP法，MAAP

Abstract Abstract
AAbstractscenario analysis
AA
scenario
scenario
thatanalysis
assumedanalysisthat
athat
severeassumedassumedaccidenta severea severe
phenomena
accident
accident
progression
phenomena
phenomena
scenario
progression
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wasscenario
scenario
waswascarried out incarried
FY2021carriedoutoutforin thein
FY2021
FY2021
MihamaforfornuclearthetheMihamaMihamaemergency
nuclearnuclearexerciseemergency
emergencyof Kansai
exercise
exerciseElectricof ofKansaiKansaiPower
Electric
Electric
Co., Inc.
Power
Power
TheCo.,
Co.,
Inc.
Inc.
The
The
analysis assumed
analysisanalysis
event
assumedassumedoccurrence
event
event
and
occurrence
occurrence
subsequent
andandmultiple
subsequent
subsequent
failuresmultiple
multipleof engineering
failuresfailuresof ofengineeringsafetyengineering
equipment,
safetysafetyequipment,
equipment,
emergency safety
emergency
emergency
measures,safetysafetyetc.measures,
Frommeasures,theetc.
obtained
etc.
From
From
results,
thetheobtained
obtained
progression
results,
results,ofprogression
events,progression
such
of of
as
events,events,information
such
such
as of
as
information
theinformation
of ofthethespecific eventspecificoccurrence
specific
event
event
time
occurrence
occurrence
and the timecorrespondingtime
andandthethecorresponding
plant
corresponding
response,
plant
plant
wasresponse,
identified
response,
was
based
was
identified
identified
on thebased
Nuclearbased
onon
thetheNuclear
Nuclear
Emergency Response
Emergency
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SpecialResponse
Response
Measures
SpecialSpecialAct
Measures
Evaluation.
Measures
ActActThe
Evaluation.
Evaluation.
following
The
The
pointsfollowing
following
were points
seen.
points
(1)
were
were
It wasseen.
seen.
50(1)(1)
It It
was
was
5050
minutes fromminutes
theminutesstartfrom
offromthethethe
event
start
start
as
of of
definedthetheevent
event
byasArticle
asdefineddefined10by
ofby
Articlethe
ArticleNuclear1010
of DisasterofthetheNuclear
Nuclear
Act,DisasterandDisaster
1 hour
Act,
Act,
and
andand201 hour
1 hourandand2020
minutes fromminutes
theminutesstartfrom
of
from
the
thethe
event
start
start
of
to of
thethe
event
time
event
of
to declaration
tothethe
time
time
ofof
of
declaration
adeclaration
nuclear of
emergencyofa nucleara nuclearsituation
emergency
emergency
undersituation
situation
the under
under
thetheprovisions ofprovisions
Articleprovisions
15 of
ofof
ArticletheArticle
Act15
on15
of
Specialofthethe
ActMeasures
Act
onon
SpecialSpecialConcerning
Measures
Measures
NuclearConcerning
Concerning
Emergency
Nuclear
NuclearPreparedness.
Emergency
Emergency
Preparedness.
(2)
Preparedness.
It(2)(2)It It
was confirmed
was
was
that
confirmed
confirmed
direct cavity
that
that
directwater
directcavityinjection
cavitywater
water
andinjection
alternative
injection
andandcore
alternative
alternative
injectioncore
andcore
injection
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injection
andandcontainment
alternative
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containment
containment
spray, which spray,werespray,
the
which
which
selected
were
were
accident
thetheselected
selected
management
accident
accident
management(AM)
management
measures,
(AM)
(AM)
were
measures,measures,carried were
outwereafter
carriedcarriedcoreout
damage,
out
after
after
core
core
damage,damage,and the risesand
inand
core
thetherises
temperature,
rises
in in
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core
temperature,containment
temperature,containmentpressurecontainment
andpressure
temperaturepressure
andandweretemperaturetemperature
suppressed
were
were
and
suppressed
suppressed
the events
andandthetheeventseventsconverged without
converged
converged
causing
without
without
damagecausing
causing
to thedamagedamagereactorto tovesselthethereactor
reactorand containment
vesselvesselandandcontainment
vessel.
containment(3) Asvessel.
vessel.
a result(3)(3)AsofAsa result
a resultof of
performing MAAP
performing
performing
analysis
MAAP
MAAP
when
analysisAM
analysismeasures
when
when
AM
could
AM
measuresmeasuresnot becould
implemented
could
notnotbe be
implemented
after
implemented
GE21 dispatch,
after
after
GE21
GE21
thedispatch,time
dispatch,thethetime
timefrom event occurrence
from
from
event
event
tooccurrencecoreoccurrence
damage
to to
core
was
core
damage2 damage
hourswasand
was234hours
2 minutes,
hours
andand34
and34
minutes,theminutes,timeandtoand
reachthethetime
double
time
to to
reach
the
reach
doubledoublethethemaximum working
maximum
maximumpressureworkingworking
waspressure
32pressure
hourswas
and
was
32
3532
hours
minutes.
hours
andand3535
minutes.
minutes.
Keywords nuclear
Keywords
Keywords
emergency
nuclearnuclearexercise，severe
emergency
emergency
exercise，severe
accident，accident
exercise，severe
accident，accident
accident，accident
management，Act
management，Act
management，Act
on Special Measureson onSpecialSpecialConcerning
Measures
Measures
Concerning
Concerning
Nuclear Emergency
Nuclear
NuclearPreparedness，MAAP
Emergency
Emergency
Preparedness，MAAP
Preparedness，MAAP(Modular Accident(Modular(Modular
Analysis
Accident
Accident
Program)AnalysisAnalysis
Program)
Program)

1.

は じ1.め
1.に
はは
じじ
めめ
にに

その第 5 層にあたる災害対応については訓練が実施
その第その第5 5層にあたる災害対応については訓練が実施層にあたる災害対応については訓練が実施されなければならないとされる．
されなければならないとされる．
されなければならないとされる．

原子力安全の基本的な目的は，原子力安全の基本的な目的は，原子力安全の基本的な目的は，放射性物質に起因す
放射性物質に起因す
放射性物質に起因す
原子力事業者においては，
原子力事業者においては，
原子力事業者においては，
原子力災害対策特別措置
原子力災害対策特別措置
原子力災害対策特別措置(2)(2)
第７条第(2)1第７条第項の規定に基第７条第1 項の規定に基1 項の規定に基る危険性を顕在化させない，る危険性を顕在化させない，る危険性を顕在化させない，
すなわち放射線による有すなわち放射線による有すなわち放射線による有法 (以下，原災法という)法法(以下，原災法という)(以下，原災法という)(3)(3) (3)づき，原子力施設ごとに原子力事業者防災業務計画
づき，原子力施設ごとに原子力事業者防災業務計画
づき，原子力施設ごとに原子力事業者防災業務計画
害な影響から人と環境を守ることにあり，害な影響から人と環境を守ることにあり，害な影響から人と環境を守ることにあり，その目的はその目的は
その目的は

(1)
(1) (1)．
を作成し，その第．．
を作成し，その第を作成し，その第2 章第 7 節では，原子力事業者の原
2 章第
2 章第
7 節では，原子力事業者の原
7 節では，原子力事業者の原5 層からなる深層防護の考え方により達成される5 層からなる深層防護の考え方により達成される5 層からなる深層防護の考え方により達成される*１（株）原子力安全システム研究所*１（株）原子力安全システム研究所*１（株）原子力安全システム研究所
技術システム研究所
技術システム研究所
技術システム研究所*２

関西電力（株）*２*２関西電力（株）
関西電力（株）

230

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-14

子力防災訓練の実施を規定し，発電所における訓練として，原子力防災管理者は原子力防災要員等に対し，定格熱出力一定運転中

シビアアクシデントを想定した原子力防災訓練を実

地震発生

原子炉自動停止失敗

施するとしている．
関西電力美浜発電所 3 号機の具体的な防災訓練シ

制御棒全挿入

原子炉停止
補助給水3台全量給水

外部電源喪失A-非 常 用 DG起 動 失 敗
B-非常用DG起動成功
A-M/DAFWP停止

ナリオを作成するにあたっては，美浜発電所原子力事業者防災業務計画、，美浜発電所原子力防災訓練中期計
画および原子力事業本部原子力防災訓練中期計画を踏まえた．関西電力および協力会社の原子力防災訓練
関係者による原子力防災訓練シナリオワーキングに

AL11

1系統のみの電源供給
状態が15分継続

警戒事象

AL25

全交流電源喪失B-非 常 用 DG故 障 に よ り 停 止
B-M/DAFWP停止 AL24

1次系急速冷却

主蒸気逃がし弁50%開固着

全交流電源喪失30分継続

原災法第10条通報該当事象
SE25

交流電源復旧A-非常用DG復旧

再度地震発生１次冷却材漏洩発生

１次冷却材低温側配管破断（ 破 断 口 径 8.6イ ン チ ）安全注入信号発信（SBOのためECCS作動せず）
A-非 常 用 DG停 止GE21,SE21,AL21,AL42

析条件に基づいて，シビアアクシデント解析コード

交流電源復旧

A-空冷式非常用発電装置復旧

MAAP4(4)を用いて解析を実施しプラント事象進展評価

炉心への注水機能喪失

恒設代替低圧注水ポンプ故障他

キャビティ直接注水

原子炉下部キャビティ注水ポンプ起動

炉心損傷

GE28

代替CVスプレイ

恒設代替低圧注水ポンプ起動＊CV再循環サンプ65%到達後、原子炉下部キャビティ注水ポン
プに切り替えてCVスプレイ継続

代替炉心注水CV再循環サンプ65%到達後、恒設代替低圧注水ポンプによる炉
心注水実施

おいては，安全機器の故障と災害事象の影響を緩和するための措置 (以下，アクシデントマネジメント策，AM 策という) を考慮し，事象発生から事象収束へのプロセスが検討された．
今回の事象進展シナリオは，関西電力美浜発電所 3号機において，地震により全交流電源喪失、1， 次冷却
材漏洩および原子炉冷却機能の喪失が発生し，炉心損，傷に至るものの、その後のAM 策により事象が収束するとされた．
原子力安全システム研究所では，原子力防災訓練シ
ナリオワーキングで決定した訓練シナリオおよび解を行った．
本報では，関西電力美浜発電所 3 号機を対象として実施された事象進展シナリオの結果から，AM 策を講じた場合のプラント事象進展の評価および緊急事
態事象（GE）発信後に AM 策を講じなかった場合のプラント事象進展の評価について報告する．

2. 事象進展シナリオの作成

事象収束

関西電力より提示された事象進展シナリオの条件
は，起因事象は地震による外部電源喪失，その後全交

略語

SG：蒸気発生器

流電源喪失に至るものであった．また，実践的な訓練

DG：ディーゼル発電機を実施するため，工学的安全設備の多重故障および全

M/DAFWP：電動補助給水ポンプ

交流電源喪失による充てん/高圧注入ポンプ，余熱除SBO：全交流電源喪失

去ポンプ，格納容器スプレイポンプ等の不作動を仮定

ECCS：非常用炉心冷却装置

し，炉心損傷に至るものの AM 策を実施することによ

CV

：格納容器

り事象が収束することを想定した．これらの条件を基

原災法 ：原子力災害対策特別措置法に MAAP4 コードを用いて解析を実施した．

AL：警戒事象に相当する事象

図 1 に訓練想定の概要を示す．訓練は，美浜発電所

SE：施設敷地緊急事態に相当する事象

3 号機定格熱出力一定運転中のところ地震により原子GE：全面緊急事態に相当する事象

炉自動停止しようとするも失敗し警戒事象（AL11）となるが,その後制御棒全挿入により原子炉停止となることを想定した.

図 1 訓練想定の概要

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-14

外部電源喪失が発生し,非常用ディーゼル発電機が1 台起動するが，もう 1 台は起動に失敗し，1 系統のみの電源供給状態が 15 分継続したことにより警戒事

1 時間 20 分

象（AL25）となる．
運転中の非常用ディーゼル発電機が故障により停止することで，全交流電源喪失となり，運転中の電動補助給水ポンプが停止したことにより警戒事象

1 時間 40 分（AL24）となるため，主蒸気逃がし弁を開放したが，

1 時間 48 分
1 時間 59 分
2 時間 08 分
2 時間 09 分

50%開固着の状態で 1 次系急速冷却を開始する.
全交流電源喪失 30 分継続により原災法第 10 条事象（SE25）となる．

2 時間 10 分

A 非常用ディーゼル発電機電源が復旧するが,その後再度地震が発生し,1 次冷却系統低温側配管（コールドレグ）において１次冷却材漏洩が発生する.また,A 非常用ディーゼル発電機が停止することで，全交流電源喪失による安全注入不可となるため，原災法
第 15 条事象（GE21）となる.

2 時間 20 分
2 時間 45 分
2 時間 57 分
3 時間 19 分

その後交流電源が復旧するものの,炉心への注水機能が喪失しているため，炉心損傷に至る.

4 時間 20 分

その後炉心への注水および格納容器スプレイ手段が回復し，原子炉容器破損および格納容器破損に至らず事象が収束するという想定である．赤字は起因事象，
青字は失敗（故障）を想定した設備である．

3.

事象進展シナリオの解析結果

－
略語

231

地震発生（震度 5 弱）
1 次冷却材漏洩発生（コールドレグ 8.6
インチ）
安全注入信号発信（SBO のため ECCS 作
動せず）
A 非常用 DG 故障停止
（GE21,SE21,AL21,AL42）
原災法第 15 条該当事象
A 空冷式非常用発電装置復旧
恒設代替低圧注水ポンプ故障他
炉心露出
炉心出口温度 350℃超過（SE42）
炉心出口温度 650℃超過
燃料被覆管破損
原子炉下部キャビティ注水ポンプ起動（キャビティ直接注水 120m3/h）
炉心損傷(格納容器エリアモニタ(高レンジ)が 1×105mSv/h を超過)（GE28）
恒設代替低圧注水ポンプ復旧
恒設代替低圧注水ポンプによる代替
CV スプレイ開始
タービン動補助給水ポンプ停止
下部ヘッドへの溶融物移動開始
CV 再循環サンプ 65%到達
原子炉下部キャビティ注水ポンプの
注水先：下部直接注水→代替 CV スプ
レイ
恒設代替低圧注水ポンプの注水先：
代替 CV スプレイ→代替炉心注水
事象収束

SG

：蒸気発生器DG：ディーゼル発電機

M/DAFWP：電動補助給水ポンプ
SBO：全交流電源喪失

MAAP4 コードを用いて事象進展シナリオ解析を実施

ECCS：非常用炉心冷却装置した結果，主要事象の発生時刻は表 1 の通りであり，

CV

：格納容器

以下解析結果の概要を説明する．

原災法 ：原子力災害対策特別措置法

表 1 主要事象の発生時刻
経過時間
主要事象
事象発生前 定格熱出力一定運転中
地震発生（震度 6 弱）
-10 分
原子炉自動停止失敗（AL11）
制御棒全挿入0分
補助給水 3 台全量給水＊ここから MAAP 解析実施
外部電源喪失5分
A 非常用 DG 自動起動失敗
B 非常用 DG 自動起動成功
1 系統のみの電源供給状態 15 分継続（AL25）
B 非常用 DG 故障により停止（全交流電
20 分
源喪失）
B-M/DAFWP 停止（AL24）
1 次系急速冷却開始（主蒸気逃がし弁
50%開固着）全交流電源喪失 30 分継続（SE25）
50 分
原災法第 10 条通報該当事象
1 時間 00 分 A 非常用 DG 復旧

AL：警戒事象に相当する事象

SE：施設敷地緊急事態に相当する事象

GE：全面緊急事態に相当する事象

3.1 解析結果の概要
関西電力美浜発電所 3 号機定格熱出力一定運転中のところ地震が発生したが,原子炉自動停止が失敗し,
制御棒全挿入不能となり警戒事象（AL11）となった.10
分後に原子炉トリップしゃ断器開放により制御棒全挿入となった.ここまでは関西電力にてシミュレータを用いた事象把握が行われた．そのアウトプットを用いて，ここから原子力安全システム研究所にて MAAP解析を行った.
制御棒全挿入から 5 分後に外部電源が喪失した.この時,A 非常用ディーゼル発電機の起動に失敗,B 非常
用ディーゼル発電機の起動に成功した.B 電動補助給水ポンプおよびタービン動補助給水ポンプにて各蒸

232

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-14

気発生器へ 100m3/h で給水を開始した.
解析開始 20 分時点で，1 系統のみの電源供給状態
が 15 分継続したことにより警戒事象（AL25）となった．B 非常用ディーゼル発電機が故障停止したことにより,全交流電源喪失となり,B 電動補助給水ポンプが停止したことにより警戒事象（AL24）となった.また,
主蒸気逃がし弁を開放したが 50%開固着の状態で 1 次系急速冷却を開始した.
解析開始 50 分時点で，全交流電源喪失 30 分継続したことにより原災法第 10 条通報該当事象（SE25）となった.
1 時間後に A 非常用ディーゼル発電機電源が復旧した.

図 2 １次冷却材圧力の経時変化

1 時間 20 分後に地震が発生し,1 次冷却系統低温側
配管（コールドレグ）において１次冷却材漏洩（漏洩口径 8.6 インチ）が発生した.また,A 非常用ディーゼ
ル発電機が故障停止し,再度全交流電源喪失となった.
安全注入（SI）信号が発信したが,全交流電源喪失のため非常用炉心冷却装置が作動せず，原災法第 15 条
該当事象（GE21）となった．
1 時間 40 分後に A 空冷式非常用ディーゼル発電機が復旧したが,恒設代替低圧注水ポンプ故障等により炉心への注水が不可となった.
2 時間 10 分後に原子炉下部キャビティ注水ポンプを起動し,キャビティへの直接注水を開始した.
2 時間 20 分後に炉心損傷に至り,原災法第 15 条該
当事象（GE28）となった.

図 3 炉心出口温度の経時変化

2 時間 45 分後に恒設代替低圧注水ポンプが復旧し,恒設代替低圧注水ポンプによる代替格納容器スプレ
イを開始した.
格納容器再循環サンプ 65%到達後, キャビティへの注水が完了したため，原子炉下部キャビティ注水ポン
プによる代替格納容器スプレイ，恒設代替低圧注水ポンプによる代替炉心注水を開始し，溶融炉心への直接注水を開始した.これにより,炉心出口温度,格納容器
圧力,格納容器雰囲気温度が低下傾向となり事象は収束した.
プラント主要パラメータである１次冷却材圧力の経時変化を図 2 に，
炉心出口温度の経時変化を図 3 に，格納容器圧力の経時変化を図 4 に，格納容器雰囲気温度の経時変化を図 5 に示す．

図 4 格納容器圧力の経時変化

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-14233

図 5 格納容器雰囲気温度の経時変化

3.2 選定したAM策の妥当性評価
図 6 AM 策に用いられる設備の模式図
今回の訓練シナリオでは，1 次冷却材漏洩発生以降
AM 策が間に合わず炉心損傷に至るものの,その後の【キャビティ直接注水】

AM 策により原子炉容器および格納容器は損傷しない想定である.

キャビティ直接注水は，原子炉下部キャビティ注水

そのため，炉心損傷後に溶融物がコンクリートを侵ポンプにより燃料取替用水タンクから原子炉下部キ

食し，可燃性ガスを発生するとともに，床を貫通する

ャビティに注水を実施し，原子炉容器破損時に MCCI恐れがある溶融炉心コンクリート相互作用(以下，を防止するものである．

MCCI という)防止を目的として，原子炉下部キャビテ

この AM 策で期待される正の効果は，キャビティへ

ィ注水ポンプの優先用途をキャビティ直接注水側での注水による MCCI の防止および原子炉容器の冷却で実施し，原子炉容器破損までにキャビティへの直接注ある．

水を最優先としている．
また，キャビティへの直接注水完了後，代替炉心注
水による原子炉容器破損防止，代替格納容器スプレイ
による格納容器破損防止に移行している．

一方，懸念される負の効果は，注水に伴い重要な設備・機器・計器類が水没する可能性である．
事象発生から 1 時間 40 分後に空冷式非常用発電装
置によって交流電源が復旧し，2 時間 10 分後に原子

なお,非常用ディーゼル発電機故障による非常用炉

炉下部キャビティ注水ポンプによる注水を開始した．

心冷却装置および格納容器スプレイの使用不能を想その後 4 時間 20 分後に規定水位である格納容器再循

定したことにより，今回用いられた AM 策は，空冷式

環サンプ水位 65%に到達したので,注水を停止した．

非常用発電装置を起動して交流電源を復旧して，原子これにより原子炉容器破損時の MCCI を防止した．

炉下部キャビティ注水ポンプによるキャビティ直接
注水，恒設代替低圧注水ポンプによる代替炉心注水お【代替炉心注水】

よび代替格納容器スプレイ,原子炉下部キャビティ注
水ポンプによる代替格納容器スプレイを実施することである．
図 6 に AM 策に用いられる設備の模式図を示す．図中の赤字で示した設備が恒設代替低圧注水ポンプ，青字で示した設備が原子炉下部キャビティ注水ポンプ
である．

代替炉心注水は，高低圧注入系に接続した恒設代替
低圧注水ポンプにより燃料取替用水タンクから 1 次
冷却系統へ注水し，原子炉容器を冷却し，炉心溶融進
展を抑制するものである．
この AM 策で期待される正の効果は，１次冷却系統への注水による原子炉容器および炉心の冷却である．
一方，懸念される負の効果は，注水継続による１次冷却材の漏えいとそれに伴う格納容器内圧力の上昇である．
事象発生から 1 時間 40 分後に空冷式非常用発電装

234

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-14

置によって交流電源が復旧し，4 時間 20 分後に格納
容器再循環サンプ水位が 65%に到達後,恒設代替低圧

表 2 主要事象の発生時刻（GE21 発信後 AM 策なし）

注水ポンプによる代替炉心注水を実施した．これによ

経過時間
1 時間 20 分
1 時間 48 分
1 時間 59 分
2 時間 08 分
2 時間 09 分
2 時間 16 分

り，原子炉容器水位は回復し，炉心出口温度は 200℃以下で安定した．
【代替格納容器スプレイ】
代替格納容器スプレイは，格納容器スプレイ系に接続した恒設代替低圧注水ポンプおよび原子炉下部キ
ャビティ注水ポンプにより格納容器上部からスプレイを実施するものである．
この AM 策で期待される正の効果は，原子炉容器の冷却，格納容器圧力および温度上昇の抑制である．

3 時間 28 分
5 時間 18 分
10 時間 46 分
27 時間 38 分
62 時間 37 分
略語

主要事象
1 次冷却材漏洩発生（GE21）
炉心露出
炉心出口温度 350℃超過
炉心出口温度 650℃超過
燃料被覆管破損
炉心損傷
下部ヘッドへの溶融物移動開始
原子炉容器破損
CV スプレイ作動設定値到達
CV 最高使用圧力到達
CV 最高使用圧力 2 倍到達

GE：全面緊急事態に相当する事象
CV：格納容器

一方，懸念される負の効果は，スプレイ実施に伴い重要な設備・機器・計器類が水没する可能性である．
事象発生から 1 時間 40 分後に空冷式非常用発電装
置によって交流電源が復旧し，2 時間 45 分後に恒設
代替低圧注水ポンプによる格納容器スプレイを実施した．また,4 時間 20 分後に格納容器再循環サンプ水
位が 65%に到達後,恒設代替低圧注水ポンプから原子炉下部キャビティ注水ポンプに切り替えて,格納容器
スプレイを継続し，格納容器圧力および格納容器雰囲
気温度の上昇が抑制された．

4. AM策なしのケースの解析結果
今回の訓練シナリオでは，1 次冷却材漏洩発生以降

図 7 １次冷却材圧力の経時変化，
AM 策が間に合わず炉心損傷に至るものの、その後のAM 策により原子炉容器および格納容器は損傷しないシナリオとしているが，訓練時には緊急事態事象（GE）の発生を受けて，このまま AM 策が実施できなかった
場合の炉心損傷予測，格納容器最高使用圧力の 2 倍到
達予測が求められる．そのため，AM 策が実施できな
かった場合について MAAP 解析を実施した．
事象発生から 1 時間 20 分後，１次冷却材漏洩発生により GE21 が発信する（表 1 参照）．この後，全てのAM 策が実施できないという想定で MAAP 解析を実施した結果について，プラント主要パラメータである１次
冷却材圧力の経時変化を図 7 に，炉心出口温度の経時変化を図 8 に，格納容器圧力の経時変化を図 9 に，格納容器雰囲気温度の経時変化を図 10 に示す．
また，GE21 以降の主要事象の発生時刻は表 2 の通りであり，事象発生から炉心損傷までの時間は 2 時間
16 分，格納容器の圧力が最高使用圧力の 2 倍に到達するまでの時間は 62 時間 37 分であった．

図 8 炉心出口温度の経時変化

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-14

235

MAAP 解析を実施した結果，事象発生から炉心損傷までの時間は 2 時間 16 分，格納容器の圧力が最高
使用圧力の 2 倍に到達するまでの時間は 62 時間 37分であった．

引用文献(1) IAEA,”Basic Safety Principles Nuclear Power
Plants 75-INSAG-3 Rev.1”, INSAG-12,(1999).
(2) 内閣府ホームページ，“原子力災害対策特別措置
図 9 格納容器圧力の経時変化法”，http://www.bousai.go.jp/shiryou/houritsu/002-1.html ．
(3) 関西電力㈱，“美浜発電所

原子力事業者防災業

務計画”，(2021)．
(4) Electric Power Research Institute (EPRI)，“Modular Accident Analysis Program，MAAP4
User's Manual”，(2007)．

図 10 格納容器雰囲気温度の経時変化

5. 結論
2021 年度に実施された関西電力美浜発電所 3 号機を対象とした訓練シナリオ解析の結果から，災害事象
進展ならびに AM 策が実施できなかった場合のプラン
ト応答について評価を実施した．その結果，以下に示す知見が得られた．
(1) 事象発生からの時間は，原災法第 10 条通報事象まで 50 分，原災法第 15 条該当事象まで 1 時間 20分であった．
(2)炉心損傷後に，限られた設備状況の中，MCCI 防止の観点からキャビティへの注水を最優先に対応し，その後代替炉心注水および代替格納容器スプレイを実施することにより，炉心出口温度，格納容器の圧力と温度の上昇も抑制され，原子炉容器破損および格納容器破損に至らず事象が収束することを確認した．
(3)GE21 発信後に AM 策が実施できなかった場合の

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-1

236

新型コロナ感染症流行下でのテレワークの実態に関する調査動向（2）—— テレワークからハイブリッドワークへ ——TrendsinSurveysaboutHomeTeleworkingDuringtheCOVID-19PandemicinJapan（2）
——FromTeleworkingtoHybridWorking——後藤

学（ManabuGoto）＊1

濵野

和佳（WakaHamano）＊1

要約
コロナ禍におけるテレワークの定着状況を，14 の継続調査の結果について検討した．
テレワークの定着状況は，最初の緊急事態宣言時に大きく高まったものの，解除後に低下し，それ以降は概ね横ばいとなっている．企業のテレワーク導入率，個人のテレワーク実施率に加えて，各社でテレワークを行っている社員の割合，個々人の週当たりのテレワーク回数について検討した．テレワーク割合も，テレワーク回数も，
現在は低くなっており，
テレワークとオフィスワー
クを組み合わせたハイブリッド型の働き方が定着してきている．コロナ後を見据え，ハイブリッ
ドワークの今後のあり方について考察した．
キーワード

テレワーク（在宅勤務），コロナ禍，ハイブリッドワーク

Abstract
ThepenetrationofteleworkingintheCOVID-19pandemicwasexaminedintheresultsof14continuoussurveys.Thepenetrationofteleworkingincreasedsignificantlywhenthe state of emergency was first declared, declined after the emergency was lifted, and has
generallyleveledoffsincethen.Inadditiontotherateofteleworkadoptionbycompaniesand
therateofteleworkimplementationbyindividuals,weexaminedthepercentageofemployees
whoteleworkateachcompanyandthenumberoftimeseachindividualteleworksperweek.
Boththepercentageofteleworkersandthenumberoftimestheyteleworkarecurrentlylow,
andhybridworkstylesthatcombineteleworkingandofficeworkingarebecomingestablished.
Thefutureofhybridworkingisdiscussedwithaviewtothepost-Coronaera.
Keywords

teleworkingfromhome,COVID-19pandemic,hybridworking

1. 問 題・目的都市部に緊急事態宣言を発出，その後，宣言は全国に拡大され，国民生活は多大な影響を受けた．感2020 年初頭からの新型コロナウイルス感染症の染拡大防止のための外出自粛の要請や学校の休校，流行は，２年半を経過した現在（2022 年８月）にあっ人々が多く集まる施設の使用制限，臨時の医療施設ても収束が見通せない．その間に，第１波〜第７波の整備などが行われた．

に及ぶ新規感染者の増減が繰り返され，多くの人命

初の緊急事態宣言発出を受けて，外出する人々はが失われた．NHK（2022a）によれば，これまでの急減，テレワークや Web 会議，テイクアウトや宅累積の感染者数は，2050 万人にのぼり，死亡者数

配など，さまざまな新しい生活様式が普及した．一は４万 3382 人を数える（いずれも９月 15 日現在，方，食品スーパー，生活用品店などを除く多数の飲クルーズ船除く）
．

食店，
百貨店，
商業施設が一斉に休業することになっ最初に日本での感染者が確認された 2020 年１月

たため，2020 年４－６月期の実質 GDP（国内総生産）

15 日の約３か月後には１日の新規感染者数が 500 人

は年率換算で前期比マイナス 29.3％という過去最大を突破し，のちに第１波と呼ばれる局面に入った．

の落ち込みとなった（NHK,…2021）．

当時の安倍総理は，新型コロナ特措法に基づき，大＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所

社会システム研究所

2020 年４月の政府による基本的対処方針では，

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-1

237

企業に対して「出勤者の４割減少」が要請された（内が，コロナ禍において実施されたテレワークのほと

閣官房，2020a）．翌５月には「出勤者の７割削減をんどは，本来の職場に出勤せず，自宅で仕事を行う

目指し，在宅勤務（テレワーク）や，出勤が必要と在宅勤務に該当すると思われる．
また，
昨今はリモー

なる職場でもローテーション勤務等を強力に推進す

トワークという言葉もよく用いられるが，本稿におる」と明記された（内閣官房，2020b）．また，厚けるテレワークはそれと区別せず使っている．

生労働省（2020）は，新しい生活様式の実践例として，働き方の新しいスタイルを提案した．テレワー
クやローテーション勤務，時差通勤，ひろびろとし

2. 方
 法

たオフィス利用，オンライン会議，対面で行う打合コロナ禍におけるテレワークの定着状況を調べた

せでの換気とマスクの徹底といった項目があげられ調査は多く行われている（後藤・濵野，2020）が，ている．通勤や仕事中の社会的距離をとるよう一貫コロナ禍を通じた継続調査は数が限られる（後藤・した対策が掲げられており，これらは第７波に至っ濵野，2021）．ここでは，コロナ禍でのテレワーク

た現在でも継続した方針となっている．

定着状況に関する継続調査のうち，最新回の調査がコロナ禍に入るまで，日本国内では，テレワーク

１年以内（2021 年７月以降）に行われ，過去の調導入の動きは決して活発とはいえなかった．総務省

査結果との比較が可能とみなせる，
14 の調査（表１）（2019）の調査では，コロナ禍前のテレワーク導入を対象に結果を整理・概観した．なお，ここでいう率は 20％程度，実施率は 10％にも届いていなかっ

継続調査とは，同一の回答者に繰り返し回答を求めた．その中で，働き方改革と 2020 年夏に予定されるパネル調査だけでなく，同じ母集団から毎回同条ていた東京五輪に向けた交通渋滞等の改善を主な目

件で対象者を選定し直す調査を含む．

的に，テレワーク実施への協力が叫ばれていた．そこに奇しくも直面したのがコロナ禍であった．最初の緊急事態宣言により，突然，出勤者の削減を要請された企業各社は，対応に追われた．多くの企業が，テレワークの制度化・導入を進め，従業員にテレワー
クを命令・推奨し，実際に多くの労働者がテレワークを行った．

3. 結 果と考察
3.1 テ
 レワークの定着度に関する指標
各種調査では，テレワークの定着度を測定するために多様な質問をしている．それらは，各調査の関後藤・濵野（2020,… 2021）は，テレワーク実施率

心や調査対象に応じて使い分けられており（後藤・が第１回緊急事態宣言で 30％ほどに一気に高まっ濵野，2020），本稿では，以下の４種類（導入率，たこと，また，その直後にやや低下して，それ以降推奨率，経験率，実施率）に区分した．

は２回目以降の緊急事態宣言中であっても１回目ほ「貴社では，テレワーク制度を導入している」

どには高まらなかったことを指摘している．後藤・「あなたの勤務先では，テレワークが行われている」

濵野（2021）の報告以降，第５波〜第７波に直面しといった質問を肯定した割合を，本稿ではテレワーて緊急事態宣言やまん延防止等重点措置が発出・実ク「導入率」と呼ぶ．

施され，その間も日本国民は行動制限や感染拡大防また「勤務先がテレワークを命令／推奨している」

止のための行動を強いられてきた．こうした事情に「勤務先では，テレワークが許可・推奨されている」

より，日本におけるテレワークの定着状況は，緊急といった質問を肯定した割合を，テレワーク「推奨事態宣言やまん延防止等重点措置（ならびにそれを率」と呼ぶ．

受けた地方自治体の方針）に強く影響されるだろう

導入率，推奨率とも，企業がテレワークの推進にと推測される．本稿では，
テレワークの定着状況が，積極的なのかどうかを尋ねたものであるが，推奨率約２年半のコロナ禍においてどのように推移してきは，導入率よりもその時点でのコロナ感染状況等をたのかを確認することを目的とする．特に，この一

センシティブに反映するものと推測される．

年の定着状況（導入・実施）を注視したい．

これに対し「あなた（回答者自身）は，ある時点

本稿では，テレワークとは，「在宅勤務，モバイにテレワークを実施していた」「ある期間内にテレル勤務，サテライトオフィス勤務」を包含する用語

ワークを実施した」
といった質問を肯定した割合を，である（厚生労働省，2019）という定義にしたがう

テレワーク「実施率」と呼ぶ．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-1

238

表１
No.

調査主体

テレワークの定着状況を調べた 14 の調査
調査対象

調査名

企業

個人

測定している指標
導入率 推奨率 実施率 経験率

１ 国土交通省

テレワーク人口実態調査

○

２ 内閣府

新型コロナウイルス感染症の影響下における生活意識・行動の変化に関する調査○○

３ 日本生産性本部

働く人の意識に関する調査○○

４ 大久保・NIRA

テレワークに関する就業者実態調査○○

５ パーソル総合研究所

新型コロナウイルス対策によるテレワー
クへの影響に関する緊急調査○○

６ LINE リサーチ

新型コロナウイルスに関する調査○○

全国就業実態パネル調査（JPSED）

○

７

リクルート
ワークス研究所○○

通信利用動向調査企業調査

９ 総務省

通信利用動向調査世帯調査

10 東京商工リサーチ

新型コロナウイルスに関するアンケート○○

11 東京都

多様な働き方に関する実態調査企業編（常用雇用者規模 30 人以上）

○

○

○

○

多様な働き方に関する実態調査従業員編

13 東京都

多様な働き方に関する実態調査企業編（常用雇用者規模 30 人未満）

○○14 東京都

テレワーク実施率調査

○

○

指標

質問内容

「貴 社では，テレワーク制度を導入している」
導入率「あ なたの勤務先では，テレワークが行われている」「勤 務先が，テレワークを命令／推奨
している」
推奨率
「勤 務先では，テレワークが許可・推奨されている」「〇 年〇月時点にテレワークを実施し実施率 ていた」「この一年間にテレワークを実施した」「あ なたは，これまでにテレワークをしたことがある」経験率「現 在の仕事において，テレワークを経験したことがある」

対象

○

○

12 東京都

テレワークの定着度を測る４つの指標

○

○

８ 総務省

表２

○

○

○

はなく，横ばいか上昇を続けると考えられるが，実施率はその時々の状況に応じて上下する．したがって，コロナ禍における感染状況や，緊急事態宣言の発出・まん延防止等重点措置の実施によるテレワー
クの影響を見ることを目的とする場合には，経験率

企業よりも実施率を把握・確認するのがより適切と思わ
れる．

3.2 テ
 レワーク導入率／推奨率の推移
企業のテレワーク推進への姿勢を問う「導入率／
個人推奨率」の推移を図１に示した．９つの調査結果のうち，毎月や四半期程度の比較的短い間隔で行われている調査では，第１回目の緊急事態宣言に伴って導入率／推奨率が一気に上昇したが，その後は，10〜 30％程度下がって推移していることが確認でき

また「あなた（回答者自身）は，
これまでにテレワー

る．導入率の推移を測定した６つの調査をみると，クをしたことがある」「現在の仕事において，テレ

うち３つの調査（総務省，2022a;… 東京都，2022a;…

ワークを経験したことがある」といった質問を肯定

東京都，2022d）については，最新の調査でも 50％した割合を，テレワーク「経験率」と呼ぶ．

を上回る高い回答割合を示した．これらは，東京

経験率は一度でもテレワーク経験があれば「あり」

都を対象とした調査と，企業規模が従業員 100 人以と回答され，実施率よりも高い値になりやすい．加上の調査（総務省，2022a）であった．東京都や大えて，時系列的な変化をみる場合，経験率は同じ対規模な企業を対象とした調査では，テレワーク導入

象者を継続的に調査した場合には，値が下がること率が高い（後藤・濵野 ,… 2020）．一方，それ以外のINSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-1

239

80

100000

新規感染者数（各月平均）
90000

70

総務省
80000

60
50

60000

40

50000
40000

30

30000

新規感染者数の月平均（人）

導入率／推奨率 %

70000

20

東京都（多様な働き方）／
30人以上
東京都（多様な働き方）／
30人未満
東京都（テレワーク実施率）
国土交通省
東京商工リサーチ
国土交通省
LINEリサーチ
パーソル総合研究所

20000
まん防②

まん防①

10

宣言②

宣言①

宣言③

宣言④

10000

0

0

18

19

20_1 20_2 20_3 20_4 20_5 20_6 20_7 20_8 20_9 20_10 20_11 20_12 21_1 21_2 21_3 21_4 21_5 21_6 21_7 21_8 21_9 21_10 21_11 21_12 22_1 22_2 22_3 22_4 22_5 22_6 22_7

第１波

第２波

第３波

第４波

第６波

第５波

第７波

注 プロットについては、▲で導入率、■で推奨率を示した。
同じ月に2回調査が行われている場合は、2回の導入率、推奨率の平均をプロットした。
調査期間が2か月にまたがる場合は、調査期間最終日の月にプロットした。

図１

コロナ禍における，企業のテレワーク導入率／推奨率の推移

３調査（東京都，2022c;… 国土交通省，2022;… 東京商

自治体の対応をみながら，テレワークの導入・推奨

工リサーチ，2022）については，最新の導入率が具合を決めている可能性がある．

30 〜 40％の範囲におさまっており，第２波以降は，

3.3 テ
 レワーク実施率／経験率の推移

回答割合の変動が小さかった．
推 奨 率 を 測 定 し た ３ つ の 調 査（ 国 土 交 通 省，
2022;… LINE リサーチ，2021;… パーソル総合研究所，「実施率／経験率」は，コロナ禍において，企業

2022）でも，最初の緊急事態宣言時にテレワークがの方針のもとでの，個人のテレワークへの取り組み

強く奨励されたと思われるが，第二波以降の推奨率

度合を問うものである．この推移状況を図２に示しは 20 〜 30％台で落ち着いている．

た．８つの調査結果のうち，短い間隔で行われてい導入率／推奨率の推移と，新規感染者数の変化，る調査では，コロナ禍に入るまで，実施率は 10％

緊急事態宣言やまん延防止等重点措置などの行動制程度であったが，第１波に伴う最初の緊急事態宣言

限に関わる出来事との関連で見ると，コロナ禍におで 30％程度までいったん上昇し，第１波が収束しける各企業のテレワーク導入状況を毎月調査していた後は 10％台後半〜 20％強で停滞している．例外

る東京都（東京都，2022d）の導入率は，新規感染的に，東京都（2019-2022b）については 50％を上者数と連動して小刻みに変化しているように見え

回る高い回答割合を示した．東京都の調査（東京都，る．新規感染者数が増えればテレワークを行う企業

2022b）は，他の調査と違って都内の企業のみを対が増え，新規感染者数が減ればテレワークを行う企

象としていることに加え，従業員が 30 人以上の企業が減る動きは，この調査で実際に認められた．一業が対象となっている．
通勤ラッシュが深刻であり，部の企業では，新規感染者数やそれに伴う国や地方

大企業を中心に東京五輪に向けてテレワーク実施へ

80

100000

新規感染者数（各月平均）

90000

70

日本生産性本部
80000

パーソル総合研究所

60
50

60000

40

50000
40000

30

30000

20
20000
まん防②

まん防①

10

宣言②

宣言①

宣言③

10000

宣言④

0

0

18

19

20_1 20_2 20_3 20_4 20_5 20_6 20_7 20_8 20_9 20_10 20_11 20_12 21_1 21_2 21_3 21_4 21_5 21_6 21_7 21_8 21_9 21_10 21_11 21_12 22_1 22_2 22_3 22_4 22_5 22_6 22_7

第２波

第１波

第３波

第４波

第５波

第６波

注 プロットについては、●で実施率、○で経験率を示した。
同じ月に2回調査が行われている場合は、2回の実施率、経験率の平均をプロットした。
調査期間が2か月にまたがる場合は、調査期間最終日の月にプロットした。

図２

コロナ禍における，従業員のテレワーク実施率／経験率の推移

第７波

大久保・NIRA
新規感染者数の月平均（人）実施率／経験率 %

70000

内閣府
リクルートワークス研究所
東京都（多様な働き方）
総務省
国土交通省

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-1

240の協力が呼びかけられていたこと，感染者数が多くい．そこで，14 の継続調査において，企業の中で行動制限が継続して行われたこと，テレワークをしテレワークをしている人の割合と，個々がテレワー

やすい IT 系の企業が多いこと，などが複合的に影クをしている頻度について加えて検討した．

響して実施率を押し上げていると推測される．そ企業を対象とした調査のうち４調査（総務省，れ以外の７調査については，最新の実施率は 10 〜

2022a;… 東京商工リサーチ，2021;… 東京都，2022a;… 東

30％強の範囲におさまっており，第２波以降は実施

京都，2022c）では，企業にテレワークを導入して率の変動が少なかった．

いるかを問うた上で，「導入している」と回答した

経験率を測定した２調査（総務省，2022b;… 国土

企業に，テレワークを実施している従業員の割合

交通省，2022）では，第１波から第５波にかけてゆ（以下，テレワーク割合）を問うている．この結果

るやかな上昇傾向は認められるものの，全体的に変を整理したものを表３に示した．ただし，各調査で動は小さかった．このことは，コロナ禍の第２波以

従業員の割合を問う聞き方や選択肢は異なるため，

降では，テレワークに新たに取り組んだ人は多くな

直接的な比較が難しい．ここではテレワーク割合のいことを示唆している．これまでテレワークを経験

大まかな傾向を確認するに留まる．

してきた人が，感染状況や企業からの指示・推奨な

テレワーク割合の質問を行った４調査においどを受けて，引き続きテレワークを実施しているとて，最も多く選ばれた選択肢と２番目に多く選ばいう見方ができる．

れた選択肢を示した（表３）．従業員数が少ない企

3.4 テ
 レワーク割合とテレワーク日数業を対象に含まない調査（総務省，2022a;… 東京都，
2022a）の場合，最も多く選ばれた選択肢は，5％未満，10％未満とテレワーク割合が低かった．これ

企業の導入率／推奨率と，従業員個人の実施率／に対し，従業員数が少ない企業のみを対象とした調

経験率に注目して，テレワークの定着状況を概観し査（東京都，2022c）では，最も多く選ばれた選択てきたが，これらの指標だけで定着状況を十分把握

肢は 100％ ,…80％と高かった．また，東京商工リサー

できたとはいえない．なぜなら，企業において，テチ（2021）のように，従業員数が多い企業，少な

レワーク制度が導入されていても，全従業員のうちい企業とも対象とした調査では，最も多く選ばれたのどのくらいの人がテレワークを行っているかは明

選択肢は「従業員の１割」で，２番目に多く選ばれ確でないからである．同様に，個々の従業員がテレた選択肢が「従業員の 10 割」と，両極端の選択肢

ワークを実施しているとしても，やはりどのくらいが多く選ばれていた．したがって，従業員数が多いの頻度でテレワークを行っているのかは定かでな

企業では，テレワーク割合は１割未満〜３割と全体

表３

テレワークを利用・実施している従業員の割合
最も多く
選ばれた
選択肢

２番目に多く
選ばれた
選択肢

5％未満
（26.9％）

10-30% 未満（24.0％）

在 宅 勤 務 を「 現 在，１割，２割，３割，10,286 社
従業員の何割がテレ 実施している」企業
４割，５割，６割，1割
東京商工 R3.10/1- 中小企業の割合が多い．
ワークを実施してい 3,256 社（ 中 小 企 業
リサーチ 10/11
資本金１億円以上 1,674 社，１億円
７割，８割，９割， （20.55％）
ると思うか
2,368 社 ／ 大 企 業 888
未満 8,612 社
10 割
社）

10 割
（15.79％）R3.11

2,204 社
10％未満，20%,
東京都内に所在する常用雇用者規模
10％未満
テレワークを実施し テレワークを導入し30 人以上の企業を無作為に抽出し40％ ,60％ ,80％ ,
ている従業員の割合 ている企業 1449 社（29.4％）
100％ ,無回答
た．その際，業種に偏りが生じないよう抽出することとする．

20%（18.7％）

R3.11

1,639 社
東京都内に所在する常用雇用者規模
10％未満，20％ ,
テレワークを実施し テレワークを導入し100％
２人以上 30 人未満の企業を無作為40％ ,60％ ,80％ ,
ている従業員の割合 ている企業 594 社（22.9％）に抽出した．その際，業種に偏りが100％ ,無回答
生じないよう抽出することとする．

80％（18.5％）

調査主体 調査時期

総務省

東京都

東京都

R3.8 末

調査対象

5,966 社
100 人以上企業

テレワーク割合に
関する質問

この質問に
回答した企業選択肢

 5％未満， 5 〜 10％未満，
テレワークを利用す テレワーク導入企業 10 〜 30％未満，る従業員の割合
からの回答 1,325 社
30 〜 50％未満，
50 〜 80％未満，80％以上

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-1

241

として低いのに対し，従業員数が少ない企業では，54.0％ ,…56.8％）は，テレワークとオフィスワークを

テレワーク割合が高く，企業全体でテレワークに取混ぜて実施していることがわかる．多くのテレワー

り組んでいるところが多いといえる．

カー（テレワーク経験者）は，現在はハイブリッド

従 業 員 を 対 象 と し た 調 査 の う ち ３ 調 査（ 日 本
生産性本部，2022;… 大久保・NIRA,… 2022;… 東京都，
2022b）では，テレワークを実施しているかを問う
た上で，テレワーカーに対して，テレワーク（もし型の勤務を行っているものと推測される．

4. 考
 察

くは出勤）の週あたりの日数（以下，テレワーク日

本稿は，後藤・濵野（2020,… 2021）に続き，コロ

数／出勤日数）を問う質問を行っている．この結果

ナ禍におけるテレワークの定着状況を，各種調査結を整理したものが表４である．ここでも同様に，各果から整理したものである．企業によるテレワーク

調査で従業員のテレワーク日数を問う聞き方や選択制度の導入，社内での適用，推奨（導入率／推奨肢が異なるため，直接的な比較は難しいことから，

率）については，2020 年４－５月の最初の緊急事

大まかな傾向を確認するに留まる．

態宣言時に大きな伸びを示した．そして，宣言解除

テレワーク日数の質問を行った３件の調査におい後に低下して以降は，大きな変動は認められていて，１週間当たりのテレワーク週５日以上（出勤…

ない．東京都では 50% 以上の企業が，全国では 30０日）の割合は，16.9％，25.0％ ,… 4.9％であった．

〜 40％の企業が，テレワーク制度を導入している．

必ずしも結果は一致していないが，テレワーカー

また，東京都で毎月実施している調査結果からは，（テレワーク経験者）のうち，出社をせずに完全に

新規感染者数とそれによる政府や地方自治体の対応

テレワークに専念している人は，多くても 1/4 程度

によってテレワークの適用が狭められたり，広げらであるといえる．反対に，テレワーカー（テレワー

れたりしている現状もうかがえた．全体として導入

ク経験者）であっても，現在はテレワークをほぼし率／推奨率の変動は大きくないことから，一部の企ていない（出勤週５日以上／テレワーク週１日以下

業の敏感な反応が調査結果に反映されたものと考え／週０日）人も，20.2％ ,… 20.0％ ,… 27.2％いた．かつられる．

てはテレワークを経験したものの，新規感染者数が従業員個人の実施率／経験率についても，2020

落ち着き，重症化率が下がったこと等もあり，出社

年４－５月の最初の緊急事態宣言前後で大きく伸に戻る動きが進んでいるものと考えられる．したび，宣言解除後にやや低下して以降は，大きな変動

がって，それ以外の中間的な回答をした人（62.9％ ,…

は認められていない．東京都のみを対象とした調

表４
調査
主体

日本
生産性
本部

調査
時期

テレワークに関する質問

1,100 名
20 歳以上のわが国の企業・2022. 団 体 に 雇 用 さ れ て い る 者 直近１週間
7/4（雇用者＝就業者から自営 （営業日ベース）の-7/5
業者，家族従業者等を除い 週当たり出勤日数たもの）性・年代別にサン
プルを割り当てて回収

2022.
大久保・
2/3
NIRA
-2/14

東京都

調査対象

テレワークを実施している頻度
この質問に
回答した人

選択肢１

選択肢２

選択肢３

選択肢４

テレワークを 出勤日数行っている ０日
人 178 名
16.9%

出勤日数
１〜２日
32.6%

出勤日数
３〜４日
30.3%

出勤日数
５日以上
20.2%

10,113 件
あなたは以下の時期
第 １ 回 調 査（ 全 国 の 15 歳 （2022 年１月４週目）
以 上 の 就 業 者 を 母 集 団 と に，通常の職場に出し，株式会社日経リサーチ 勤しての勤務とテレ
テレワークの提携モニターを対象にス ワーク勤務を．どの
利用者
ク リ ー ニ ン グ 調 査 を 実 施 くらいの頻度で行い
1,693 名し，就業者に該当する者の ましたか．
みが回答した．
）からの継続 回 答（9,085 件 ） と， 新 ※ここに示したのは
テレワーク勤務
規回答（1,028 件）．

テレワーク テレワーク テレワーク テレワー
週５日以上 週４日
週３日
ク週２日
25%
14%
19%
21%

選択肢５

選択肢６

テレワーク
週１日以下
20%

3,900 名
（無作為に抽出した）
過去１年の東京都内に所在する常用雇
テレワーク テレワーク テレワーク テレワーク テレワーク テレワーク
2021.
10 月の１週間のテレワーク
用者規模 30 人以上の企業
週５日以上 週４日
週３日
週２日
週１日
０日
11
テレワーク実施日数 実施経験者に勤務する従業員のうち２
4.9%
7.9%
13.1%
20.8%
25.0%
27.2%
2,380 名名を対象とし，性別・年齢・職級に偏らないこととする

242

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-1

査を除けば，実施率は 10％台〜 30％強の間で安定

くとも多くの働き手にメリットが認識され，継続意

して推移している．一部の調査（日本生産性本部，

向も高いことがわかっている（後藤・濵野，2020）．

2022）では，最新回（2022 年７月調査）で実施率

しかしながら，経営層にとってみれば，いくら社員に低下傾向があることが指摘されている．コロナ禍

のワークライフバランスが高まるとしても，企業経が長期化し，死者や重症者が抑えられ，行動制限が営に直接効くようなテレワークの効果は実感しにく

出されていない状況の中にあって，出社に回帰する

いと考えられる．このことは，テレワークが仕事を方向にある企業もあるとみられる．

行う面でオフィスワークに勝る面を持つのかを，よさらに，テレワーク割合やテレワーク日数についり精緻に検討する必要があることとも関連する．

て検討したところ，中小企業では，企業全体でテレ

また（5）は，日本企業において上司が部下の自ワークに取り組んでいる会社も見られるものの，大律性を認めていないという論考である．上司が部下きな企業では，従業員の 10 〜 20％程度の人がテレに対して過保護であったり，部下を信頼していなワークをしている状況にあった．また，テレワーク

かったりするため，テレワーク下で部下が働き過ぎ

日数についても，毎日テレワークをしている人，毎ていないか，部下がさぼっていないかなどを必要以日出社している人が多数派であるとは考えにくく，上に気にして管理してしまう．このように，問題とテレワークとオフィスワークを併用するハイブリッ

して顕在化しやすい課題（業務との相性，コミュニド型の働き方に移行している人が多いことがうかがケーション，技術的整備）にとどまらず，顕在化しえる結果であった．

にくく，つかみどころのない，企業・組織風土に関

テレワークは，コロナ禍以前から，働き方改革や，わる課題もあることを十分に踏まえる必要がある．

災害時・テロ時等の BCP（事業継続計画）の観点で推進が進められてきた．出社するのが当たり前とWith コロナ，After コロナを見据えて，昨年頃かいう価値観が根強い中ではなかなか定着しなかったらは，大企業が新しい働き方について，特色ある企が，皮肉なことに，コロナ禍でテレワークの普及は業方針を次々に発信しはじめている．このことは，一気に進んだ．政府はテレワークの普及に関する

テレワークとオフィスワークの間でどのように折り

KPI（重要業績評価指標）として，2020 年にテレ合いをつけるかを見定める時期が来ていることをワーク導入企業を 30％強（平成 24 年度比で３倍）に，示唆している．

雇用型テレワーカーの割合を 15％強（平成 28 年度

主要企業の発信した，新しい働き方を概観してみ比で２倍）になどの数値目標を掲げていた（首相官る（表５）．日立製作所（2020），
NTT（2022），
ヤフー

邸，2017）が，これらの値についてはまず達成でき（2020），富士通（2020），東芝（NHK,…2022b），クッ

たものと思われる．

クパッド（2021），
グーグル（ビジネスインサイダー，

その一方で，コロナ禍が長期化するにつれて，テ2021）など，電機・情報通信系の企業では，テレワー

レワークを行っている人は確実に減ってきている．

クを維持・継続しながらの働き方が模索されている．

武藤（2020）は，テレワークから出社に戻る理由とどの企業もコロナ禍で一時は，業務のほぼすべてをして，５つの壁と題して，日本企業の問題点を指摘

テレワークで行うことになったが，その中で，テレしている．
（1）経営層がテレワークにメリットがな

ワークのメリットだけでなく，デメリット（例えば，

いと考えている．
（2）業務を切り分けられないとい物理的な人間関係の激減，業務効率やエンゲージメ

う思い込みがある．
（3）上司と部下のコミュニケー

ントの低下）にも直面した．また，オフィスワーク

ションに負荷がかかっている．
（4）
IT 化，モバイルと距離を置く中で，オフィスの意味や価値を再定義

ツールが未整備である．
（5）社員を一人の大人としし，オフィスワークの新しい可能性を見出そうとすて扱っていない．という壁があるという．
（2）
〜
（4）

る動きも出て来ている．

については，多くの調査でも既に指摘された課題でテレワークがもたらしたメリットの一つとして，あるが，（1）と（5）については，現場や個々の従従業員にとって「時間」と「場所」に制約のない

業員の問題にとどまらない，トップの姿勢や企業風（いつでも，どこでもの）働き方が実現できたこと

土に関わる次元の問題といえる．テレワークは，すがある．そして，その新しい働き方をより充実させべての仕事（業種，職種，業務），すべての働き手る方向に進んでいる企業が多く認められる．特ににとって等しく活用しやすいものではないが，少な「場所」の制約のない，どこでも働ける働き方は，

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表５

243

主要企業における新しい働き方

企業名

新しい働き方

日立製作所• 新型コロナウイルスの終息後も在宅勤務を続け，週２〜３日の出社でも効率的に働けるよう人事制度を
見直す．

NTT

ヤフー

富士通

東芝

• 職務を明確にする「ジョブ型」雇用を本格的に導入し，勤務時間ではなく成果で評価する制度に移行．
• with/after コロナ社会においても，社員の働き方はリモートワークを基本とし，働き方を自由に選択・設計可能とすることでワークインライフ（健康経営）を推進する．
• 「住む場所」の自由度を高めることが重要であるとの認識に立ち，新たに日本全国どこからでもリモー
トワークにより働くことを可能とする制度（リモートスタンダード）を導入する．
• 2014 年に，オフィス以外も含め，働く場所を自由に選択できる「どこでもオフィス」というリモートワー
クの制度を設け，2020 年には月５回までという制限を解除して無制限とするなど，時間と場所に捉われない「新しい働き方」を推進する．
• 2022 年１月，約 8,000 人の社員一人ひとりの事情にあわせた働き方をこれまで以上に柔軟に選択し，ウェ
ルビーイング（幸福）の向上によるパフォーマンスの最大化を目指すべく，飛行機出社や居住地の全国拡大など，人事制度「どこでもオフィス」を拡充する．
• Smart working（最適な働き方の実現）：約８万人の国内グループ従業員の勤務形態はテレワーク勤務を基本とし，業務の内容や目的，ライフスタイルに応じて時間や場所をフレキシブルに活用できる最適な働き方を実現する．
• Boarderless office（オフィスのあり方の見直し）：固定的なオフィスに縛られる従来の働き方の概念を変え，各々の業務内容に合わせて自宅やハブオフィス，サテライトオフィスなどから自由に働く場所を選択できる勤務形態にする．
• 従業員は原則出社するというルールを見直し，当日の業務内容に合わせて，出社して業務にあたるか
在宅で勤務するかを選ぶことができる．

• 本社オフィス勤務と在宅・他拠点での勤務を組み合わせる働き方．Co-work day（本社オフィスでの勤務），Flexibleday（在宅勤務や WeWork 他拠点での勤務など，各社員にとって生産性の高い勤務形態）
クックパッドを日ごとに選択可能．
• 週２日を Co-workday とし，その他についてはチームや個人が生産性の高い働き方を選択する．
グーグル• 「週３日，会社に来ることを推奨し，週２日は自宅」というハイブリッドモデルを提唱．

• 2022 年５月から全従業員を対象に原則的に週５出社に戻すことを発表．
本田技研工業 • Honda として本来目指していた働き方を通じて変革期を勝ち抜くために，「三現主義で物事の本質を（Honda）
考え，更なる進化をうみ出すための出社／対面（リアル）を基本にした働き方」にシフトしていくことを宣言．

コロナ禍でのテレワーク（在宅勤務，
モバイル勤務，

則的に週５出社に戻す方針を発表した（東洋経済サテライトオフィス勤務）の充実によって，多くのONLINE，2022）．その理由として，「三現主義で物企業が従業員に自由に働く場所を選択させることを事の本質を考え，更なる進化をうみ出すための出社実現できた．これに対し「時間」の制約のない，い／対面（リアル）を基本にした働き方」の重要性をつでも働ける働き方は，まだ一部の企業でしか実現指摘している．同様にテスラ社のイーロン・マスク

できていない．従業員がいつでも働ける働き方は，

CEO が，従業員に対して「週に 40 時間はオフィス

特に人事評価や労務管理等の面で困難を伴う．勤務で働くべき」と発信・指示したことが話題になった

時間で従業員の成果を評価するのではなく，残した（日本ビジネスプレスグループ，2022）．社会に新しoutput で成果を評価する，ジョブ型評価を行う必い価値を生み出すイノベーションを追求しようと思要があるが，これについては，まだ抵抗感のある企

うと，テレワークでは事足りないという問題提起と業が少なくなく，今後はそれに加えてジョブ型評価も解釈できる．テレワークでは実現できないオフィが行える人材の育成や評価システムの構築も急務でスワークの新しい方向性を示すものといえる．

あろうと推測される．

このように，テレワークには，当然のことながら，

その一方，新しい働き方のもう一つの方向性とメリットばかりでなく，デメリットもあり，テレ

して，テレワークから，再度出社（オフィスワー

ワークだけでは達成できないことも存在するため，

ク）を原則とする組織も認められる．本田技研工業

原則テレワークがよいのか，ハイブリッドワークが（Honda）は，2022 年５月から全従業員を対象に原よいのか，原則オフィスワークがよいのかは，企業

244

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-1

や職場，従業員個人の持つ様々な特性を考慮に入れ

自分の希望やライフスタイルにあわせて自由に選択なければならない．Gratton（2021）は，場所と時できるという点にある．加えて，テレワークという間にとらわれない，働き方の柔軟性を高めるために働き方を選択できない環境に置かれている場合では，マネジャーが４つの視点で課題に向き合わなくも，他の職場と同様にワークライフバランスが保証てはならないと主張する．そして．その視点の一つされることが重要と思われる．新しい働き方の個々である「職種と業務の性格」については「集中，連

人の選択に，どのような要因がどの程度影響するの携，協力，活力」のいずれの要素が生産性向上の主かは，今後の研究の蓄積が待たれるところである．

たる原動力になっているかを考えることが重要であるという．ほかの社員と時間や場所を合わせる必要はなく，ひとりで集中できることが生産性の原動力

引
 用文献

になるのか（集中），リアルタイムのフィードバッ

※…本 稿で主に取り上げた 14 の調査については，紙クや，話し合い，議論など，同じ時間を共にするこ

幅の都合により，最新の調査回のみここに掲載すとが原動力となるのか（連携），直接対面することる．図１，図２の作成にあたっては過去の調査結で刺激を受けたり，一緒にブレーンストーミングを果も参考としている．

したりすることが原動力となるのか（協力），自宅
で働き有効に時間を活用できることが原動力となる

ビ ジ ネ ス イ ン サ イ ダ ー（2021）．グーグルのピのか（活力），
見極めが必要と言える．また，
この「職チャイ CEO, 週３日の出社を推奨…「バラン種と業務の性格」だけでなく，それ以外の視点としスが取れている」ビジネスインサイダー．

て「社員の個人的希望（個々がどのような働き方をRetrievedfromhttps://www.businessinsider.

希望するかを考慮し，互いの希望を理解すること）」

jp/post-244444（2022 年９月６日）「プロジェクトとワークフロー（リモートでできる

クックパッド（2021）．クックパッドのサービス

テクノロジーの導入，不要な業務や自動化・委託で開発における，オフィスと働き方きる業務を洗い出すこと）」「包摂と公平性（多くのパ ッ ド． Retrieved from https://note.com/

クック社員を参加させ，不公平感をうまない制度設計であcookpad/n/n47e6edf9ca3e（2022 年８月５日）

ること）」の重要性も指摘している．今後も企業は，

富 士 通（2020）．Work Life Shift を 支 え る IT ソ

生産性や創造性を高めることはもちろん，イノベー

リューションションにつなげることまでも視野に入れて，社員のhttps://www.fujitsu.com/jp/innovation/

働き方を模索・提案していく必要がある．

worklifeshift/solution/#sec_01（2022 年 ８ 月８日）

コロナ禍が長引く中で，新しい取り組みに消極的であった日本企業でも，新しい働き方が真剣に議論

富 士 通． Retrieved from後藤

学・濵野和佳（2020）．新型コロナウイルス

されるようになってきた．これが従前から指摘され感染症流行下でのテレワークの実態に関するている，日本企業の生産性の低さや，国際競争力の調査動向 INSSJOURNAL,27,252-274.

低さを打開する一助となるやもしれない．また，こういった状況が，コロナ禍という外的要因によって思いのほか早く訪れたことは歓迎すべきことであろ後藤

学・濵野和佳（2021）．コロナ禍においてテ
レワークはどれだけ浸透したのか？ INSSJOURNAL,28,192-203.

うし，こういった急激な変化への対応が，案外多く

Gratton,L.（2021）．HowtoDoHybridRight 池の企業でスムーズに進んだことは，日本に確かな技

村千秋訳 HarvardBusinessReview,46（8），

術的素地があったことを示す証左でもある．今後企

18-29.

業各社がテレワークに軸足を置くか，オフィスワー

日立製作所（2020）．在宅勤務を変革のドライバー

クに軸足を置くかは，その企業の持つ風土，業種，とする働き方改革を推進

仕事内容（職種），顧客との接点，トップや従業員

Retrieved from https://www. hitachi.co.jp/の価値観など，いろいろな基準を参照し，決断する

New/cnews/month/2020/05/0526.html（2022必要がある．そこで大事なことは，企業や職場単位

年８月４日）

で新たな働き方の推奨モデルが存在しても，従業員個々人がテレワークとオフィスワークのバランスを

日 立 製 作 所．

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INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-2

247

テレワークでの課題は改善されたのか？
Havetheproblemsofteleworkingbeenovercome?
濵野

和佳（WakaHamano）＊1

後藤

学（ManabuGoto）＊1

要約
新型コロナウイルスの流行をきっかけにテレワークは多くの人に広まった．テレワークの継続意向は依然として高いものの，出社に戻る傾向が見られる．本稿ではテレワークが継続に至らない要因を明らかにするため，テレワークを行う上で感じるデメリットについて継続的に調査を行っている５つの調査を取り上げ，コロナ禍から現在（2022 年６月時点）において改善されていない要因を整理した．改善された要因は「IT 環境」「電子化」であった．改善されていない
主な要因は「コミュニケーション」「人材評価方法」「時間管理」であった．テレワークが今後も継続されていくためには，企業側が積極的に課題の改善やテレワークの推奨を行っていく必要があると考えられる．
キーワードテレワーク（在宅勤務），阻害要因，新型コロナウイルス

Abstract
The COVID-19 pandemic has led to the spread of teleworking from home to
many people in Japan. Intentions to continue teleworking remains high, but there is a trend
thatworkersarecomingbacktotheiroffices.Inthisstudy,weidentifiedthefactorsthatare
preventing workers from continuing to telework based on results from 5 surveys that wereconductedinanongoingbasisonthedisadvantagesworkersperceivewhenteleworking.The
factorsthat have not been positively changedfor the better since the start of the COVID-19
pandemic to the present（June 2022）
were then summarized. The factors that were enhanced
werethe“ITenvironment,”and“computerization.”Themainfactorsthathadnotbeenimproved
were“communication,”“personnelevaluationmethods,”and“timemanagement.”Weconsideredthat for teleworking to continue in the future, companies will need to actively address theproblemsoftheteleworkenvironmentandencourageteleworking.
Keywords

teleworkingfromhome,inhibitivefactors,COVID-19pandemic

1. 問
 題

さまざまな課題も浮き彫りとなり，緊急事態宣言やまん延防止等重点措置が解除された現在（2022 年

2020 年１月に日本で新型コロナウイルスの流行

６月時点）では，出社に戻りつつある．本田技研工が始まってから２年以上が経過した．はじめて緊急業株式会社では「対面（リアル）を基本にした働き事態宣言が発出された 2020 年４月には，感染拡大方」にシフトするとし，2022 年５月から段階的にを防ぐために，出勤抑制の方策としてテレワークが出社を基本とする制度を導入することとした（東洋

一気に広がった．総務省（2020，2022）の通信利

経済 ONLINE，2022）．また，日経 BP 総合研究所

用動向調査によると，2019 年９月末時点のテレワー

イノベーション ICT ラボ（2022）では，緊急事態

ク経験率は 8.4％であったが，2021 年８月末では宣言中，宣言解除後，まん延防止等重点措置（以後，22.7％にまで上昇した．コロナ禍により初めてテレ重点措置）の最中，解除後に週３日以上テレワーク

ワークを経験する人が多かった．また，企業のテレをした人の割合を２年間継続調査しており，2020

ワーク導入率も 20.2％から 51.9％に上昇した．

年４月の緊急事態宣言発出中に週３日以上テレワー

しかし，緊急避難的に急速に拡大したテレワーク

クをした人の割合は 63.9％であったが，宣言解除後

は，多くの人や企業にメリットを実感させたものの，の 2020 年 10 月時点では 41.9％まで下がった．再び＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所

社会システム研究所

248

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-2

緊急事態宣言が発出された 2021 年１月〜２月はステップ２．

50.9％，解除後の 2021 年３月〜４月は 38.5％，2021

品田（2002）は日本企業へのテレワーク定着を

年７月〜９月の緊急事態宣言中は 54.0％，解除後の困難にさせている要因を実証的に明らかにするため

2021 年 10 月は 40.8％であった．重点措置中の 2022に，事例調査を行い，事例から抽出されたテレワー

年２月〜３月は 46.3％，解除後は 41.9％であった．

クのデメリットを定着疎外の構成要因と置き換え

テレワークを経験したことにより，企業も従業員もた．それらは定着を阻害するデメリットとして「手テレワークのさまざまなメリットを知ることができ段要因」「組織要因」「主体要因」の３つに整理された．しかし，緊急事態宣言や重点措置が発出されるている（表１）．本稿ではステップ１．で取り上げとテレワークの実施率が上がり，解除されると下がた５つの調査のデメリット等に関する項目を，品田ることから，感染防止のためだけの在宅勤務となっ（2002）の「テレワークの阻害要因」に当てはめてている可能性が示唆される．そこで本稿では，テレ振り分けることを試みた．そうしたところ，３つのワークが継続に至らない要因を整理し，改善の可能

要因の小分類に振り分けようとすると，品田（2002）

性を考察したい．

の「テレワークの阻害要因」に当てはめられないも

2. 目
 的

のが出てきた．それは，コロナ禍でテレワークの準備が整わない中，多くの人が強制的にテレワークをしなければならなかったため，様々な課題が浮き彫

多くの人がテレワークを経験することになったりになり，コロナ禍以前には想定していなかった要2020 年１月以降から現在において，テレワークが因が出てきたことによると推測される．そこで，本可能な人で，かつ現在もテレワークを続けている人

稿では「コロナ禍のテレワークの阻害要因」としにとって，改善されてない課題は何か，各種継続調て新しく小分類を追加した（表２）．大分類「組織査の結果を根拠に概観したい．また，テレワークの要因」の中の小分類「制度の整備」「仕事内容」と，実施が困難と感じている人が多くなっている課題は大分類「主体要因」の中の小分類「生活環境」は，ないかについても概観する．

コロナ禍でのテレワークの阻害要因として新たに追

3. 方
 法

加した要因である．また，品田（2002）の大分類「主体要因」の中の小分類「心的ストレス」は複数の内容が含まれていると考えられたため，「心身のテレワークでの課題は改善されているのかどうか

不調」「不安感・ストレス」「時間管理」の小分類にを知るために，以下の３つのステップで検討した．

分けて追加した．なお，品田（2002）の「テレワーステップ１．

クの阻害要因」の中の「業務プロセス」「情報リテ

日本でコロナの流行が始まった 2020 年１月以降

ラシー」には本稿で取り上げた５つの調査のデメで，「テレワークのデメリット」「テレワークで不便

リット等に関する項目では当てはまるものはなかっな点」「テレワーク業務時の不安」「テレワークでのた．品田（2002）の「業務プロセス」は，テレワー

困りごと」「テレワーク実施の課題」「労務管理上のクをするために，テレワークでできる仕事を準備す

課題」について継続的に調査を行っている５つの調ることを示し，「情報リテラシー」はパソコンや IT

査を取り上げ，項目を抽出した．その５つの調査
は，内閣府「新型コロナウイルス感染症の影響下における生活意識・行動の変化に関する調査」，日本
生産性本部「働く人の意識に関する調査」
，パーソ

表１

テレワークの阻害要因（品田，2002）
IT 環境の未整備

手段要因

電子化の遅れル総合研究所「新型コロナウイルス対策によるテレ

業務プロセス

ワークへの影響に関する緊急調査」，東京商工会議所「中小企業のテレワーク実施状況に関する調査」，

組織要因

東京都産業労働局「多様な働き方に関する実態調査（テレワーク）」である．調査の詳細については，本稿末尾の参考資料に記載した．

オフィス環境の違い

コミュニケーション
周囲への迷惑
人材評価方法主体要因

心的ストレス
情報リテラシーINSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-2

249

コロナ禍のテレワークの阻害要因

年１月以降に調査した中で最も古い割合を，「現在」

IT 環境が不十分

は継続調査で最新の調査の割合を採用した（図１，

オフィス環境の違い

図２，図３）
．

表２
手段要因

4. 結
 果

電子化の遅れ業務プロセス

4.1 手
 段要因

コミュニケーション
周囲への迷惑

組織要因

人材評価方法「IT 環境が不十分」に分類された項目は，６つの制度の整備＊

調査を通じ 13 件あった．類似の内容をまとめると，

仕事内容＊『通信環境の整備』『テレビ通話の質』『情報セキュ

心身の不調＊

リティ対策』『Web 会議などツールの使い勝手』『取

不安感・ストレス＊
主体要因

引先との Web でのやり取りの環境整備』に整理で情報リテラシー

きた．その内，多くの調査で阻害要因に「あてはま

時間管理＊る」と選択された割合が下がった項目は『通信環境

生活環境＊
品田（2002）に追加した要因）の整備』『情報セキュリティ対策』『Web 会議など

ツールの使い方に慣れていないことを整理したと考の環境整備』であった．したがって，これらはコロえられる．

ナ禍に入ってから状況が改善されたと解釈できる．

（＊

ツールの使い勝手』『取引先との Web でのやり取り

特に日本生産性本部（2020a，2022b）の調査の『営ステップ３．

業・取引先との連絡・意思疎通をネットでできるよ

ステップ１．で抽出した５つの調査における各項

うな環境整備』では，コロナ禍 20.5％から現在 9.5％

目をステップ２．で作成した阻害要因に分類した．

と大きく低下した（以降参考資料参照）．一方で，そして，５つの調査で各項目に「あてはまる」と回『テレビ通話の質』では変化が小さく，現在も 20％答した人の割合の変化を比較するために，「コロナ

を超える人が阻害要因にあげており，状況は改善さ

禍」と「現在」とを比較した．
「コロナ禍」は 2020
れていなかった．加えて，東京商工会議所（2020a，
手 段 要 因0

Wi-Fiなど、通信環境の整備 Wi-Fiなど、通信環境の整備
自宅のインターネット環境が不安定
自宅のインターネット環境が不安定

I
T
環
境
が
不
十
分

日本生産性本部
パーソル総合研究所
内閣府
日本生産性本部
東京都産業労働局
パーソル総合研究所
内閣府
日本生産性本部
パーソル総合研究所
日本生産性本部
内閣府
東京商工会議所
東京商工会議所

オ
フ
ィ
ス
環
境
の
違
い

日本生産性本部
パーソル総合研究所
パーソル総合研究所
パーソル総合研究所
パーソル総合研究所
東京都産業労働局
内閣府

部屋、机、椅子、照明など物理的環境の整備
部屋、机、椅子、照明など物理的環境の整備
仕事に適した机や椅子がない仕事に適した机や椅子がない
プリンターなどの必要機器がない
プリンターなどの必要機器がない
電源の確保が難しい
電源の確保が難しい
自宅に仕事をするスペースを確保できない
自宅に仕事をするスペースを確保できない
自宅に仕事に専念できる部屋・スペースなどがない
自宅に仕事に専念できる部屋・スペースなどがない
在宅では仕事に集中することが難しい住環境
在宅では仕事に集中することが難しい住環境

電の日本生産性本部子
遅化 日本生産性本部
れ

10

20

30

40

50

60

70

80

90

40

50

60

70

80

90

テレビ通話の質の限界（タイムラグ、音声や映像の乱れ等）
テレビ通話の質の限界（タイムラグ、音声や映像の乱…
情報セキュリティ対策
情報セキュリティ対策
情報漏洩が心配情報漏洩が心配情報漏えいのリスクが心配
情報漏えいのリスクが心配
機微な情報を扱い難いなどのセキュリティ面の不安
機微な情報を扱い難いなどのセキュリティ面の不安
Web会議などのテレワーク用ツールの使い勝手改善
Web会議などのテレワーク用ツールの使い勝手改善
遠隔会議のシステムが使いにくい
遠隔会議のシステムが使いにくい

営業・取引先との連絡・意思疎通をネットでできるような環境整備
営業・取引先との連絡・意思疎通をネットでできるよう…

取引先等とのやりとりが困難（機器、環境の違い等）
取引先等とのやりとりが困難（機器、環境の違い等）
情報セキュリティ体制整備
情報セキュリティ体制整備
PCや通信環境の整備状況
PCや通信環境の整備状況

職場に行かないと閲覧できない資料・データのネット上での共有化
職場に行かないと閲覧できない資料・データのネット…

押印の廃止や決済手続きのデジタル化
押印の廃止や決済手続きのデジタル化
コロナ禍

図１

現在

阻害要因と回答された割合の変化（手段要因）0
業務報告がわずらわしい

10

20

30

(%)

日本生産性本部
Wi-Fiなど、通信環境の整備 Wi-Fiなど、通信環境の整備
自宅のインターネット環境が不安定
パーソル総合研究所 自宅のインターネット環境が不安定
テレビ通話の質の限界（タイムラグ、音声や映像の乱れ等）
テレビ通話の質の限界（タイムラグ、音声や映像の乱…
内閣府
I
情報セキュリティ対策
日本生産性本部
情報セキュリティ対策
T
Vol . 29 2022 R-2
東京都産業労働局
情報漏洩が心配 INSS JOURNAL情報漏洩が心配
250
環
情報漏えいのリスクが心配
パーソル総合研究所 情報漏えいのリスクが心配境
機微な情報を扱い難いなどのセキュリティ面の不安
内閣府
機微な情報を扱い難いなどのセキュリティ面の不安が日本生産性本部
Web会議などのテレワーク用ツールの使い勝手改善
Web会議などのテレワーク用ツールの使い勝手改善
不パーソル総合研究所 遠隔会議のシステムが使いにくい
遠隔会議のシステムが使いにくい十2022b）の調査に限ると，『情報セキュリティ体制
4.2 組
 織要因
営業・取引先との連絡・意思疎通をネットでできるような環境整備
日本生産性本部
営業・取引先との連絡・意思疎通をネットでできるよう…
分
内閣府
取引先等とのやりとりが困難（機器、環境の違い等）
取引先等とのやりとりが困難（機器、環境の違い等）
整備』では割合が上がっており，『PC や通信環境の東京商工会議所
情報セキュリティ体制整備
情報セキュリティ体制整備「コミュニケーション」に分類された項目は５つ
整備状況』でも，依然として50% 以上もの人が課
東京商工会議所
PCや通信環境の整備状況
PCや通信環境の整備状況の調査を通じ14件あった．
類似の内容をまとめると，題だと回答していた．
オ

日本生産性本部
部屋、机、椅子、照明など物理的環境の整備
部屋、机、椅子、照明など物理的環境の整備
パーソル総合研究所 仕事に適した机や椅子がない仕事に適した机や椅子がない『業務報告，
指示の支障』『顧客等外部対応の支障』『声「オフィス環境の違い」に分類された項目は４調
パーソル総合研究所 プリンターなどの必要機器がない
プリンターなどの必要機器がない
かけの不安』『会話が減って寂しい』『社内でのコミュ
査を通じ７件あった．量販店などで機器や家具を購
パーソル総合研究所 電源の確保が難しい
電源の確保が難しい
パーソル総合研究所 自宅に仕事をするスペースを確保できない
自宅に仕事をするスペースを確保できない
ニケーション』『非対面でのコミュニケーション』『一
入すれば整備できる項目と，住居を変えなければ整
東京都産業労働局
自宅に仕事に専念できる部屋・スペースなどがない
自宅に仕事に専念できる部屋・スペースなどがない
堂に会せない』『一体感が感じられない』『上司・先備できない項目の２つに整理できた．前者では割合
内閣府
在宅では仕事に集中することが難しい住環境
在宅では仕事に集中することが難しい住環境
フ
ィ
ス
環
境
の
違
い

が大きく下がっており，コロナ禍より現在では状況

輩から十分な指導を受けられない』に整理できた．

電
職場に行かないと閲覧できない資料・データのネット上での共有化
その内，どの調査でも割合が下がった項目は『業務が改善されてきていた．後者でも割合が下がっていの日本生産性本部
職場に行かないと閲覧できない資料・データのネット…
子
遅日本生産性本部
押印の廃止や決済手続きのデジタル化
押印の廃止や決済手続きのデジタル化
化
報告，指示の支障』『顧客等外部対応の支障』『会話るが，その変化は小さく，状況は十分改善されていれないことがわかった．

が減って寂しい』であった．したがって，この３つ
コロナ禍
現在「電子化の遅れ」に分類された項目は１つの調査についてはコロナ禍に入ってから状況が改善されたを通じ２件あった．どちらも不満に感じている人のと解釈できる．一方で，『声かけの不安』（相談しに割合はほぼ半減した．

くい，仕事を頼みにくい）では変化が小さく，状況
0

10

20

30

業務報告がわずらわしい

コ
ミ
ュ
ニ
ケ
ー
シ
ョ
ン

日本生産性本部
業務報告がわずらわしい
業務上の指示ややりとりに支障がある
パーソル総合研究所 業務上の指示ややりとりに支障がある
顧客等外部対応に支障がある
東京都産業労働局 顧客等外部対応に支障がある
相談しにくいと思われていないか不安
パーソル総合研究所 相談しにくいと思われていないか不安
仕事を頼みにくいと思われていないか不安
パーソル総合研究所 仕事を頼みにくいと思われていないか不安
会話が減ってさびしさを感じる
パーソル総合研究所 会話が減ってさびしさを感じる
社内のコミュニケーションに支障がある
東京都産業労働局 社内のコミュニケーションに支障がある
社内のコミュニケーション
東京商工会議所
社内のコミュニケーション
社内での気軽な相談・報告が困難
内閣府
社内での気軽な相談・報告が困難
画面を通じた情報のみによるコミュニケーション不足…
画面を通じた情報のみによるコミュニケーション不足やストレス内閣府
非対面のやりとりは相手の気持ちがわかりにくく不安
パーソル総合研究所 非対面のやりとりは相手の気持ちがわかりにくく不安
大勢で一堂に会することができない
内閣府
大勢で一堂に会することができないチームに一体感が感じられない
パーソル総合研究所 チームに一体感が感じられない
上司・先輩から十分な指導を受けられない
日本生産性本部
上司・先輩から十分な指導を受けられない

出社する同僚の業務負担が増えていないか不安の 周 パーソル総合研究所 出社する同僚の業務負担が増えていないか不安
周囲の社員にしわ寄せがある
迷 囲 東京都産業労働局 周囲の社員にしわ寄せがある惑 へ パーソル総合研究所 他のメンバーに仕事を頼みにくい
他のメンバーに仕事を頼みにくい

人
材
評
価
方
法

オフィスで勤務する者との評価の公平性
日本生産性本部オフィスで勤務する者との評価の公平性
上司から公平・公正に評価してもらえるか不安
パーソル総合研究所 上司から公平・公正に評価してもらえるか不安
東京都産業労働局 社内の評価に不安がある 社内の評価に不安がある
仕事の成果が適切に評価されるかどうか不安
日本生産性本部
仕事の成果が適切に評価されるかどうか不安
仕事振り（プロセス）が適切に評価されるかどうか不安
仕事振り（プロセス）が適切に評価されるかどうか不安
日本生産性本部
昇給、昇任に不安がある
東京都産業労働局 昇給、昇任に不安がある
将来の昇進や昇格に影響が出ないか不安
パーソル総合研究所 将来の昇進や昇格に影響が出ないか不安
労務管理・マネジメント
東京商工会議所
労務管理・マネジメント
パーソル総合研究所 社内異動の希望が通りにくくならないか不安
社内異動の希望が通りにくくならないか不安
パーソル総合研究所 成果を出すことへのプレッシャーがある
成果を出すことへのプレッシャーがある

制
度
の
整
備

上司・同僚との連絡・意思疎通を適切に行えるような制度・仕組み
日本生産性本部
上司・同僚との連絡・意思疎通を適切に行えるような…
仕事のオン・オフを切り分けがしやすい制度や仕組み
日本生産性本部
仕事のオン・オフを切り分けがしやすい制度や仕組み
家事・育児負担を軽減する制度や仕組み、家族の協力
日本生産性本部
家事・育児負担を軽減する制度や仕組み、家族の協力
内閣府
通信費の自己負担が発生 通信費の自己負担が発生
パーソル総合研究所 インターネットの通信費が負担
インターネットの通信費が負担オーバーワーク（働きすぎ）を回避する制度や仕組み
日本生産性本部
オーバーワーク（働きすぎ）を回避する制度や仕組み

仕
事
内
容

パーソル総合研究所 テレワークでできない仕事がある
テレワークでできない仕事がある
日本生産性本部
勤務時間管理が働き方にそぐわない
勤務時間管理が働き方にそぐわない
成長できるような仕事を割り振ってもらえるか不安
パーソル総合研究所 成長できるような仕事を割り振ってもらえるか不安
コロナ禍

図２

現在

阻害要因と回答された割合の変化（組織要因）

40

50

60

70

80

90

(%)

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-2

251が改善されていないことがわかった．また，『社内り分けしやすい制度・仕組み』では割合が大きく下でのコミュニケーション』『非対面でのコミュニケー

がっていることから，状況が改善されてきているとション』『一堂に会せない』『一体感が感じられない』

推測される．しかし，『家事・育児負担を軽減する『上司・先輩から十分な指導を受けられない』では

制度・仕組み』『通信費の負担』『オーバーワークを多くの調査で割合が上がった，または変化が小さい

回避する制度や仕組み』
では変化が小さいことから，

ことから，状況が悪化している，もしくは改善され状況は改善されていないと考えられる．

ていないことがわかった．

「仕事内容」に分類された項目は，２つの調査「周囲への迷惑」に分類された項目は，２つの調を通じ３件あった．パーソル総合研究所（2020a,

査を通じ３件あった．その内，『出社する同僚の業

2020d）の調査の『テレワークでできない仕事があ

務負担増の不安』の割合は下がっていることから，る』ではコロナ禍 64.8％から現在 46.8％と大きく低状況が改善されていると推測される．一方で『周囲下したが，依然として割合は高い．
『時間管理が働の社員へのしわ寄せ』『他のメンバーに仕事を頼みき方にそぐわない』『成長できるような仕事を割りにくい』では変化が小さく，状況が改善されていな

振ってもらえるか不安』では変化が小さく，状況がいと考えられる．

改善されていないと考えられる．

「人材評価方法」に分類された項目は，４つの調査を通じ 10 件あった．類似の内容をまとめると，『仕事の評価不安』『昇任不安』『労務管理・マネジ

4.3 主
 体要因

メント』
『社内異動の希望が通るか不安』『成果を出「心身の不調」に分類された項目は，２つの調査

すことのプレッシャー』に整理できた．多くの調査を通じ４件あった．
『仕事に集中できない』『運動不で割合が若干上がっており，状況は改善されていな足を感じる』では大きく割合が下がっており，コ

かった．東京商工会議所（2020a，2022b）の調査

ロナ禍より状況が改善されたと解釈できる．しかの『労務管理・マネジメント』ではコロナ禍 54.7％

し『運動不足を感じる』ではまだ割合が 60％であから現在 39.2％と大きく低下していることから，依り，多くの人が運動不足を感じていると推測される．

然として割合は高いものの，コロナ禍より状況が改

一方で，『腰痛・肩こりの悪化』『孤独感や疎外感』

善されたと解釈できる．

では変化が小さく，状況が改善されていなかった．

「制度の整備」に分類された項目は，３つの調査「不安感・ストレス」に分類された項目は，２つを通じ６件あった．
『上司・同僚との意思疎通を適の調査を通じ４件あった．
どの項目も変化が小さく，状況が改善されていないと考えられる．
切に行える制度・仕組み』『仕事のオン・オフを切
主 体 要 因
0

心
身
の
不
調

パーソル総合研究所 仕事に集中できない
パーソル総合研究所 運動不足を感じる
パーソル総合研究所 腰痛・肩こりが悪化した
日本生産性本部
孤独感や疎外感

10

20

30

仕事に集中できない
運動不足を感じる
腰痛・肩こりが悪化した
孤独感や疎外感

健康維持や勤務中の事故が心配
ス 不 日本生産性本部
健康維持や勤務中の事故が心配
ト 安 パーソル総合研究所 上司や同僚から仕事をさぼっていると思われていないか不安
上司や同僚から仕事をさぼっていると思われていない…
レ 感 パーソル総合研究所 出社・出勤する同僚が不公平感を感じていないか不安
出社・出勤する同僚が不公平感を感じていないか不安
ス ・ パーソル総合研究所 出社する同僚から仕事がやりにくいと思われていないか不安

出社する同僚から仕事がやりにくいと思われていない…

東京都産業労働局 勤務時間とそれ以外の時間の管理
勤務時間とそれ以外の時間の管理時
仕事と生活の境界が曖昧になることによる働き過ぎ
内閣府
間
仕事と生活の境界が曖昧になることによる働き過ぎ
東京都産業労働局 長時間労働になりやすい
管
長時間労働になりやすい
パーソル総合研究所 労働時間が長くなりがちだ理
労働時間が長くなりがちだ
東京都産業労働局 業務効率の低下
業務効率の低下

生
活
環
境

内閣府

同居する家族への配慮が必要

同居する家族への配慮が必要

コロナ禍

図３

現在

阻害要因と回答された割合の変化（主体要因）

40

50

60

70

80

90

(%)

252

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-2「時間管理」に分類された項目は，３つの調査を

2022b）の調査に限ると，『情報セキュリティ体制

通じ５件あった．どの項目も変化が小さく，状況が整備』はコロナ禍よりも割合が上がっていた．また改善されていないと思われる．

『PC や通信環境の整備状況』ではコロナ禍と比べて「生活環境」に分類された項目は，１件あった．

も変化が小さく，状況があまり変わっていなかった．

この項目についても変化が小さく，状況が改善され

東京商工会議所の調査対象は中小企業であることかていないと思われる．

ら，予算や人の確保が難しく，ICT 環境の整備に十

5. 考
 察

分投資できていないものと推測される．
手段要因に関するもう一つの課題は，自宅での執務環境が十分に整えられておらず，いまだに３〜

本稿では，コロナ禍と現在において，テレワーク

４割の人が不便に感じていることである．仕事に向の阻害要因は改善されているのか，継続調査の結果いていない机や椅子，照明を長時間使用し続けるこから概観した．

とは体に負担がかかり，
健康への影響が懸念される．

本稿の中で取り上げた「コロナ禍」の割合は，テまた，自宅に Wi-Fi などの通信環境や業務に必要なレワークの準備が整わない中，半ば強制的にテレ機器が整っていないことは，生産性の低下も懸念さワークを始めた人の回答も含まれた．4.2 の中で述れ る．oricon ME（2022） が 2021 年 ６ 月 に，7,908

べた『テレワークでできない仕事がある』の割合が名を対象に行った調査の中で，「自宅で仕事をする

大きく下がっていることからも推測できるように，ための補助手当（会社が費用を負担）の有無」につ「現在」の割合は，テレワークに向いていない業務

いて在宅勤務を実施したことがある人を対象に聴取の人は出社に戻り，テレワークの継続が可能な業務したところ，「支給あり」が 46.9％であった．企業の人が回答した割合である可能性が高い．
また，
パーの規模や業種によって手当や補助の対応が様々であ

ソル総合研究所（2020c，2022）が行った調査におると思われるが，テレワークをこれからも続けていいて，「コロナ拡大後一旦テレワークをして現在しく人が快適にテレワークをするためには，会社からていない者」に聞いたテレワークの非実施理由での補助手当てを利用して，自宅の執務環境を積極的

は，「テレワークで行える業務ではない」と回答しに整えることが大切である．またテレワークを推進た人の割合が，2020 年５月の調査では 35.7％であっする企業側は社員の健康を守り，生産性を向上させたが，2022 年２月の調査では 37.5％に上昇している．

るために，政府や自治体の助成金，支援策を活用しこのことからも，テレワークに適さない職種の人はて社員のテレワーク環境を整えることに尽力するこ

現在では出社に戻っていることが伺える．そのたとが求められる．

め，「コロナ禍」の割合は現在と比べて高めの割合となっている可能性があることを考慮しなければな
らない．

5.1 手
 段要因に関わる課題

5.2 組
 織要因に関わる課題
組織要因に関する阻害要因で改善傾向があったのは「制度の整備」であった．
『上司・同僚との意思疎通を適切に行える制度・仕組み』『仕事のオン・

手段要因に関する阻害要因の多くは改善されていオフを切り分けしやすい制度・仕組み』では阻害要た．
「IT 環境が不十分」「電子化の遅れ」ではコロ

因としてあげる割合は低下した．しかしながら，こナ禍より現在の方が阻害要因として選択される割合

れらの要因は，コロナ禍でも阻害要因として選択しが低下した．とりわけ『営業・取引先との連絡・意た人の割合は 30% 以下とさほど高くなく，多くの思疎通をネットでできるような環境整備』や『業務人が共通して感じている阻害要因とは言いにくい面のデジタル化』で大きく低下した．テレワークを行がある．

うための ICT 環境が整わない中，緊急避難的にテ『業務報告』『業務上の指示ややりとり』『顧客等

レワークを始めた２年前より，現在では多くの企業

外部対応』についても改善傾向であった．
『業務報告』

で通信環境の改善や，セキュリティ対策が講じら『業務上の指示ややりとり』は「制度の整備」の中

れ，業務の電子化が進むなど，ICT 環境が整ってきの『上司・同僚との連絡・意思疎通を適切に行えるたことが伺える．一方で，東京商工会議所（2020a，

ような制度・仕組み』の割合が下がっていることかINSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-2

253

ら，制度や仕組みが整ったことで，業務の報告や指行動」を検証した結果では，数字に現れない価値や示といった一方向的なコミュニケーションはしやす

プロセスの評価が評価不安を有意に抑制しているこくなったと推察される．
『顧客等外部対応』についとが分かった．高橋（2021）は，「これからは成果ても，「IT 環境が不十分」の中の『営業・取引先と物や数値化できる成果だけでなく，プロセスをしっの連絡・意思疎通をネットでできるような環境整備』

かりと見るということが，部下の心理的安全性や組の割合が下がっていることから，外部とのコミュニ

織エンゲージメントをあげていくためにも，より重ケーションツールが整ったことで，Web での顧客要になってくる」と述べている．また，田澤（2022）

対応がしやすくなったことが推察される．

は，「 仕 事 の 成 果 は も ち ろ ん， 部 下 の 仕 事 ぶ り，

その一方で，組織要因の中で最も多くの人が感じ

効率よく仕事を進めているかどうか，仲間と良い関ている課題である『社内のコミュニケーション』の係を築けているかに重点を置く」ことが重要だと割合は大きいまま変化がない．
「手段要因」の中の述べており，武藤（2021）は，「仕事の進め方」と『テレワーク用ツールの使い勝手』の割合は大きく「組織にとって良い動き」をしているかについても下がっていることから，オンラインコミュニケー

評価・賞賛することが重要であると述べている．出ションツールはこの２年の間に利便性が向上し，機社している時は同じ空間にいるため，部下の仕事ぶ能も充実し，ユーザー側もツールの使用に慣れてきりが見えていたが，テレワークでは部下の様子が見たと推測される．しかし，オンラインコミュニケー

えない．そのため，テレワークでは上司は今まで以ションでは相手の様子が見えないため『気軽な相談・上に部下とこまめにコミュニケーションを取って，報告が困難』になり，非言語情報が制限されている部下の様子を把握することが重要だと考えられる．

ため『画面を通じた情報のみによるコミュニケー
ション不足やストレス』を感じ，『非対面のやりとりは相手の気持ちがわかりにくく不安』になること

5.3 主
 体要因に関わる課題が推測される．双方向的なコミュニケーションを対主体要因に関する阻害要因で改善した要因は面と遜色なくオンラインで行うことは，ツールが発『仕事に集中できない』『運動不足を感じる』などで展しても難しいことが伺える．また，相手の状況があった．しかしながら，『運動不足を感じる』では，わからないため気兼ねして声をかけられないことも

割合が大きく下がったものの，まだ６割の人が運動推測できる．スケジューラーに業務予定を細かく記

不足を感じており，特に割合が高い．これは前述し載する，バーチャルオフィスのツールを利用するな

た『自宅の作業環境』にあまり大きな変化がないこ

ど，話しかけてもいい状況かどうか仕事の可視化をとからもうかがえるように，長期間仕事に適さないすることで，オンライン上でも声掛けをしやすくな

椅子や机で作業しているため，体調不良を引き起こることが推測される．ICT ツールを活用して，コミュ

していることが推測される．社員の健康を守るため

ニケーションを活発に取るよう努めれば，チームやに，テレワーク時は意識的に体を動かすことができ組織のパフォーマンスをより高められる可能性があるような仕組みを企業側が用意することも，運動不ると考えられる．

足解消の一つと考えられる．

組織要因の中でもう一つ，多くの人が感じてい「時間管理」では『長時間労働になりやすい』

る課題は「人材評価方法」に関するものである．

『労働時間が長くなりがち』の割合が上がっていた．

『労務管理・マネジメント』では改善が進んだもの

前述したように，組織要因の中の「制度の整備」での，依然として 40％が阻害要因としてあげており，も，オーバーワークを回避する制度や仕組みの問題

その他の要因についても変化は小さいものの，多くの割合が若干上がっている．連合総研（2020）がの調査で割合が上がった．テレワークは上司の目が2020 年 10 月に行った調査において，通常勤務より届かないところで仕事をするため，出社している人もテレワークで長時間勤務になった経験がある人のと比べて適正に評価されるかどうかの不安があるこ

割合は 45.3％であった．自宅では時間の制限がないとが推測される．パーソル総合研究所（2020b）が，ように感じられ，だらだらと仕事を続けてしまい，

2020 年３月に全国の正社員 1,000 名を対象に行った仕事とプライベートの切り替えがしづらいことが推調査において，「評価不安を抑制するマネジメント

測される．その結果，自分で時間管理をしなければ

254

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-2

長時間労働に繋がってしまう．
また，上司とのコミュニケーション不足による人材評価不安から長時間労

引
 用文献

働に繋がっている可能性も考えられる．上司は部下

武藤 久美子（2021）．個と組織を生かすリモートマとコミュニケーションをよく取り，部下の人材評価

ネジメントの教科書（pp. 189-193）クロスメ

に対する不安を取り除くことが重要であると考えら

ディア・パブリッシング．

れる．加えて，長時間労働を抑制するさまざまな
ICT ツールを活用することもできるだろう．

6. 全
 体考察

内閣府（2020a）．新型コロナウイルス感染症の影響下における生活意識・行動の変化に関する調
査 内閣府．Retrievedfromhttps://www5.
cao.go.jp/keizai2/wellbeing/covid/pdf/
shiryo2.pdf（2022 年６月 17 日）

コロナ禍のテレワークの阻害要因のうち，「IT 環

内閣府（2020b）．第２回新型コロナウイルス感染症

境」
「電子化」
ではコロナ禍より改善されてきており，の影響下における生活意識・行動の変化に関

円滑にテレワークを行う上で，まず整備しなければする調査 内閣府．Retrievedfromhttps://

ならない急務の要因は整いつつあることがわかっ

www5.cao.go.jp/keizai2/keizai-syakai/

た．一方で，「コミュニケーション」「人材評価方法」

future2/20210119/shiryou3-1.pdf（2022 年「時間管理」はコロナ禍と比べてあまり改善されて６月 17 日）おらず，依然多くの人が課題に感じていることが内閣府（2021a）．第３回新型コロナウイルス感染症

わかった．日本生産性本部（2022b）が 2022 年４月の影響下における生活意識・行動の変化に関に行った調査では，テレワークの実施率は 20.0％でする調査 内閣府．Retrievedfromhttps://

あった．そして継続意向は 71.8％であり，多くの

www5.cao.go.jp/keizai2/wellbeing/covid/

人が今後もテレワークの継続を望んでいる．しか

pdf/result3_covid.pdf（2022 年６月 17 日）

し，パーソル総合研究所（2022）の調査では，テ

内閣府（2021b）．第４回新型コロナウイルス感染症

レワークを推奨，命令している企業の割合は 38.6％の影響下における生活意識・行動の変化に関で，特に案内をしていない企業の割合は 57.4％でする調査 内閣府．Retrievedfromhttps://

あった．テレワーク実施率の低さは，企業側がテレ

www5.cao.go.jp/keizai2/wellbeing/covid/

ワークに積極的でないため，本当はテレワークをし

pdf/result4_covid.pdf（2022 年６月 17 日）

たいと望んでいる社員が実施しにくいことを示して

日本生産性本部（2020a）．新型コロナウイルスの感いるとも推測される．今後，コロナの感染が落ち着染拡大が働く人の意識に及ぼす調査

日本生き，このまま企業がテレワークの継続に消極的であ産性本部．Retrievedfromhttps://www.jpc-

ると，ますますテレワークをしづらくなり，出社す

net.jp/research/assets/pdf/5f4748ac202c5f1dる人が増えるものと考えられる．

5086b0a8c85dec2b.pdf（2022 年６月 17 日）

コロナ禍をきっかけに多くの人がテレワークを経

日本生産性本部（2020b）．第２回働く人の意識に関験することになり，これまでの働き方を見直す機会する調査 日本生産性本部． Retrieved from

となった．テレワークの継続を推進していきたい企

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業は，テレワークの課題の改善や，テレワークの推

attachment1_20200721.pdf（2022 年６月 17 日）

奨を積極的に行えば，テレワークのメリットを活か

日本生産性本部（2020c）．第３回働く人の意識に関した勤務形態（出社とのハイブリッド勤務）が継続する調査 日本生産性本部． Retrieved from

されるであろう．テレワーク継続の課題が改善，解https://www.jpc-net.jp/research/assets/

消されていくのか，また，テレワークを推進する企

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業ではテレワークは定着するのか，働き方が変化す

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項 目

n=10128

調査期間

34.5
34
27.1
26.7
24.7
17.8
17.6
15.7
13.3
13.3
n=10128

調査期間
27.9
27.9
27.5
19.4
15.8
14.9
14
13.5

2020.7.6-7

n=346

43.9
45.1
31.5
32.1
48.8
20.5
28
29.8
10.7
27.7
13

2020.5.11-13

現在

現在

コロナ禍

32.7
27.4
21.2
29.3
14.4
21.6
9.1
13

2020.10.5-7

41
38.7
26.6
30.6
35.6
13.1
23.9
29.7
6.8
25.2
17.6

33.9
28.5
28.4
24.6
22.6
14.2
16.5
12.9
12.4
10.2

n=242

43.4
43.8
26
24
36.4
14.5
26.9
24.4
9.5
27.7
19

36.8
28.9
26.9
29.3
19.8
21.9
13.2
18.6

28.9
23.7
23.2
28.4
21.3
19
12.8
11.4

2021.1.12-13 2021.4.12-13

n=208

41.8
44.7
29.8
26
30.8
14.4
19.7
22.6
7.2
23.6
13

36.1
25.6
30.3
20.7
23
16.3
14.1
15.7
15.5
12

31.3
21.9
25.4
24.1
20.5
18.3
10.7
14.7

2021.7.5-6

n=211

38.9
42.7
27
25.1
29.9
15.2
21.3
19.9
8.5
23.2
14.7

2021.1.12-13 2021.4.12-13n=10128

2020.10.5-7n=10128

2020.7.6-7

38.4
31.6
28.2
22.9
23.5
12.2
15.8
15.1
14.1
11.8

n=222

コロナ禍

調査対象者：20歳以上の日本の雇用者（就業者から自営業者、家族従業者等を除く）1,100名

仕事の成果が適切に評価されるかどうか不安
オフィスで勤務する者との評価の公平性
業務報告がわずらわしい
仕事振り（プロセス）が適切に評価されるかどうか不安
孤独感や疎外感
上司・先輩から十分な指導を受けられない
健康維持や勤務中の事故が心配
勤務時間管理が働き方にそぐわない

項 目

Q:労務管理上の課題

部屋、机、椅子、照明など物理的環境の整備
Wi-Fiなど、通信環境の整備
情報セキュリティ対策
Web会議などのテレワーク用ツールの使い勝手改善
職場に行かないと閲覧できない資料・データのネット上での共有化
営業・取引先との連絡・意思疎通をネットでできるような環境整備
上司・同僚との連絡・意思疎通を適切に行えるような制度・仕組み
押印の廃止や決済手続きのデジタル化
家事・育児負担を軽減する制度や仕組み、家族の協力
仕事のオン・オフを切り分けがしやすい制度や仕組み
オーバーワーク（働きすぎ）を回避する制度や仕組み

項 目

Q:テレワークの課題

日本生産性本部

複数回答（最大3つ）
2020.5.25-6.5 2020.12.11-17 2021.4.30-5.11 2021.9.28-10.5

調査対象：性別・年齢階級別（10歳毎）で同数を均等に割当（12区分×844人＝10,128）

社内での気軽な相談・報告が困難
取引先等とのやりとりが困難（機器、環境の違い等）
画面を通じた情報のみによるコミュニケーション不足やストレス機微な情報を扱い難いなどのセキュリティ面の不安
テレビ通話の質の限界（タイムラグ、音声や映像の乱れ等）
在宅では仕事に集中することが難しい住環境
通信費の自己負担が発生
仕事と生活の境界が曖昧になることによる働き過ぎ
大勢で一堂に会することができない
同居する家族への配慮が必要

調査期間

Q.あなたの職場において、テレワークで不便な点と考えられるものに関し、重要なものから順に回答してください

内閣府＜参考資料＞

26
21.2
24
23.6
16.4
18
8.8
11.6

2021.10.11-12

n=224

41.5
36.6
26.3
19.6
35.3
13.8
21
23.7
7.1
24.6
14.7

2021.7.5-6

複数回答

n=204

35.8
38.2
21.6
24
24.5
14.2
19.6
18.6
4.4
23.5
14.2

25.5
24
20.1
22.5
14.7
15.2
12.3
16.2

21.4
21.4
19.1
27.3
17.3
17.7
14.1
13.2

2022.1.17-18 2022.4.11-12

n=250

37.6
38.4
22
22
31.6
12.8
25.2
23.6
9.2
25.6
15.6

n=220

32.3
36.4
22.3
20.5
27.3
9.5
18.6
16.8
8.2
21.8
15

2021.10.11-12 2022.1.17-18 2022.4.11-12

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-2257

パ ーソ ル 総 合 研 究 所

調査期間

調査期間
78.8
64.8
51.3
50.9
37.7
33.7
47.3
40.3
39.9
26.7
31.5
31.5
21.2
23.8
35.2
33.7
24.2
17.9

2020.4

n=273

39.2
26.7
34.8
26.4
30.4
27.8
24.5
22.7
19
21.2
17.2

2020.4

複数回答

60.5
46.8
42.1
41.4
37.2
32.5
30.9
29.9
29.8
28.4
27.3
26.2
25.5
24.9
24.4
23.8
22.4
14.7

2020.11n=1332

34.2
27.1
24.8
22.5
22.4
22.1
20.2
20
20
19.4
18.4

2020.11

51.6

57.9

58.4
63.1
51.6
60.1

55.1
55.9
42.5
56.7

n=732
n=556
n=944
n=254
※2020/5-6月調査では「ネットワーク環境の整備」として記載

56.7
55.5
54.7
50.9

n=258

56.2
58.1
35.7
59.7

現在

コロナ禍

n=189

53.4
52.4
38.6
55.6
n＝211

62.6
62.1
44.5
60.2

2020.5.29-6.5 2020.9.28-10.12 2021.1.29-2.8 2021.5.17-27 2021.8.10-24 2021.11.1-15 2022.2.14-24

現在

コロナ禍

69.4
55.6
47.4
47.8
39
31.4
38.8
29.8
29
28.8
27
28.8
23.2
25.6
29.4
24.6
24.8
15.6

2020.5

32.2
31.4
30.2
21
25.6
24
22
21.2
20.4
23.4
19.2

2020.5n=500【2020.5.29】調査対象：東京商工会議所会員企業12,555社【2020.9.28】調査対象：東京商工会議所会員企業13,580社【2021.1.29】調査対象：東京23区の中小企業14,141社を対象に1,440社が回答【2021.5.17】調査対象：東京23区の中小企業2,090社を対象に662社が回答【2021.8.10】調査対象：東京23区の中小企業2,162社を対象に646社が回答【2021.11.1】調査対象：東京23区の中小企業2,062社を対象に605社が回答【2022.2.14】調査対象：東京23区の中小企業2,141社を対象に558社が回答

PCや通信環境の整備状況※
社内のコミュニケーション
労務管理・マネジメント
情報セキュリティ体制整備

項 目

調査期間

Q:テレワーク実施の課題

東京商工会議所

調査対象者：全国の就業者20～59歳男女、勤務先従業員人数10人以上

項 目
運動不足を感じる
テレワークでできない仕事がある
仕事に適した机や椅子がない
プリンターなどの必要機器がない
腰痛・肩こりが悪化した
他のメンバーに仕事を頼みにくい仕事に集中できない
業務上の指示ややりとりに支障がある
会話が減ってさびしさを感じる
チームに一体感が感じられない
自宅に仕事をするスペースを確保できない
自宅のインターネット環境が不安定
労働時間が長くなりがちだ
成果を出すことへのプレッシャーがある
遠隔会議のシステムが使いにくい
情報漏えいのリスクが心配
インターネットの通信費が負担
電源の確保が難しい

Q:テレワークでの困りごと

項 目
非対面のやりとりは相手の気持ちがわかりにくく不安
上司から公平・公正に評価してもらえるか不安
上司や同僚から仕事をさぼっていると思われていないか不安
相談しにくいと思われていないか不安
出社する同僚の業務負担が増えていないか不安
出社・出勤する同僚が不公平感を感じていないか不安
出社する同僚から仕事がやりにくいと思われていないか不安
仕事を頼みにくいと思われていないか不安
将来の昇進や昇格に影響が出ないか不安
成長できるような仕事を割り振ってもらえるか不安
社内異動の希望が通りにくくならないか不安

Q:テレワーク業務時の不安

現在

コロナ禍

調査対象者：20歳以上の日本の雇用者（就業者から自営業者、家族従業者等を除く）1,100名

52.1
53.6
39.2
56.2

2022.5.16-26

複数回答

258
INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-2

項 目

51.6

57.9

55.1
55.9
42.5
56.7

調査期間2018.7

2019.72020.72020.12

現在

コロナ禍

n=189

複数回答

n=258

56.2
58.1
35.7
59.7

現在

コロナ禍

調査対象：東京都内に所在する常用雇用者規模30人以上の企業に勤務する従業員のうち、2名を対象とし、調査規模は20,000人（10,000社×2人）

2021.11
項 目
勤務時間とそれ以外の時間の管理
37.3
26.7
33.8
29.3
34.8
社内のコミュニケーションに支障がある
34.8
35.8
53.6
58.1
53.7
長時間労働になりやすい
23.2
21.9
18.2
16.6
20.8
情報漏洩が心配
19.1
16.3
22
19.4
17.2
周囲の社員にしわ寄せがある
16.3
20.2
24.5
22.8
24.3
業務効率の低下
15.4
10.8
32.4
29.2
30.4
社内の評価に不安がある
14.1
13.9
12.6
12.4
14.4
顧客等外部対応に支障がある
13.8
12.1
21.8
19.6
15.1
昇給、昇任に不安がある
6.6
6.5
6.1
5.8
5.5
自宅に仕事に専念できる部屋・スペースなどがない
33.6
30.6
30.4
デメリットを感じていない
20.9
20
8.9
10.2
8.9
n=319
n=461
n=2198n=1986n=2391

Q:在宅でのテレワークのデメリット

東京都産業労働局

58.4
63.1
51.6
60.1

n=732
n=556
n=944
n=254
※2020/5-6月調査では「ネットワーク環境の整備」として記載

56.7
55.5
54.7
50.9

53.4
52.4
38.6
55.6
n＝211

62.6
62.1
44.5
60.2

2020.5.29-6.5 2020.9.28-10.12 2021.1.29-2.8 2021.5.17-27 2021.8.10-24 2021.11.1-15 2022.2.14-24

現在

コロナ禍

【2020.5.29】調査対象：東京商工会議所会員企業12,555社【2020.9.28】調査対象：東京商工会議所会員企業13,580社【2021.1.29】調査対象：東京23区の中小企業14,141社を対象に1,440社が回答【2021.5.17】調査対象：東京23区の中小企業2,090社を対象に662社が回答【2021.8.10】調査対象：東京23区の中小企業2,162社を対象に646社が回答【2021.11.1】調査対象：東京23区の中小企業2,062社を対象に605社が回答【2022.2.14】調査対象：東京23区の中小企業2,141社を対象に558社が回答

PCや通信環境の整備状況※
社内のコミュニケーション
労務管理・マネジメント
情報セキュリティ体制整備

調査期間

Q:テレワーク実施の課題

東京商工会議所

調査対象者：全国の就業者20～59歳男女、勤務先従業員人数10人以上

複数回答

52.1
53.6
39.2
56.2

2022.5.16-26

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-2
259

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-3

260

福島第一発電所事故後の原子力発電に対する海外世論の動向（5）TrendsinPublicOpinionConcerningNuclearPowerGenerationintheUnitedStatesand
EuropeaftertheFukushimaDaiichiPowerPlantAccident（5）大磯眞一（ShinichiOiso）＊1

要約
福島第一原子力発電所事故後 11 年における米欧の原子力発電に関する既存の世論調査結果について調査し，海外での原子力発電に対する世論動向を分析した．米国においては，人々の原子力発電に対する支持は高いとする調査がある一方，賛否は拮抗しているとする調査結果もある．一方，欧州における世論調査結果については，英国，フランス，チェコにおいて支持が不支持を上回っている．
キーワード

福島第一原子力発電所事故，米欧，原子力発電，世論，動向

Abstract
The author surveyed the results of American, European and Asian opinion
research about nuclear power generation around eleven years after the Fukushima Daiichi
NuclearPowerPlantaccidentandanalyzedcurrentpublicopiniontrendstowardnuclearpower
generationintheUnitedStatesandEurope.ItwasfoundthatthepercentageofAmericanswho
hadapositiveattitudetowardsnuclearpowergenerationwashigh,however,theothersurvey
showsthepercentageofAmericanswhohadapositiveattitudebecameequaltothatofnegative
attitude.AmongpeopleintheUK,FranceandCzech,itwasfoundthatthepositiveattitude
towardsnuclearpowerplantshascontinuedtobeheld.
Keywords

FukushimaDaiichiNuclearPowerPlantaccident,theUnitedStatesandEurope,
nuclearpowergeneration,publicopinion,trend

1. は
 じめに

意識の変化を明らかにすることである．第２に，世論調査の結果を時系列的に分析し，変化内容ととも

福島第一発電所の事故（2011 年３月 11 日）後の米欧における原子力世論の動向について，2019 年
10 月発行の INSS Journal vol.26 に「福島第一発電所事故後の原子力発電に対する海外世論の動向（4）」にその背景を知ることである．

3. 方 法および結果

ある．

3.1 米
 国における原子力発電に対する世論（BiscontiResearch および Gallupの世論調査）

2. 目
 的

米国原子力エネルギー協会（NEI）では，1983 年（資料）として掲載した．本稿は，その後に公表されたデータに基づき，続編として作成したものでから原子力に対する世論調査を実施してきた．い本調査の目的は，第１に，米欧における原子力にずれも回答者数約 1,000 名（成人男女）で，全米に関する既存の世論調査結果の分析を通して，福島

おける電話調査となっていた．なお，2016 年まで，

第一発電所事故後の海外における原子力に対するNEI か ら の 委 託 で Bisconti Research, Inc.（ 以 下，

＊ 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 . 29 2022 R-3

261

Bisconti Research と略）が調査を行い NEI がデータを公表していたが，2017 年からは NEI 調査としては公表されなくなり，Bisconti Research がデータを公表している．図１に Bisconti Research 調査による「米国における原子力利用への賛否の推移」
を示している．

図２

Gallup 調査

Gallup 調 査 の 質 問 内 容 は 次 の と お り で ある．Question: Overall, do you strongly favor,
somewhat favor, somewhat oppose or strongly
図１

BiscontiResearch調査

oppose the use of nuclear energy as one of theways to provide electricity for the U.S.?（全体的質問内容は次のとおりである．

にみて，あなたは米国の電力を供給する方法の一つ

Question: Overall, do you strongly favor,

として，原子力を利用することに賛成，どちらかとsomewhat favor, somewhat oppose, or strongly

いえば賛成，どちらかといえば反対，反対のいずれ

oppose the use of nuclear energy as one of theですか．
）

waystoprovideelectricityintheUnitedStates?
（全体的にみて，あなたは米国で電力を供給する方法の一つとして，原子力を利用することに賛成，どちらかといえば賛成，どちらかといえば反対，反対のいずれですか？）3.2 英 国における原子力発電に対する世論（BEIS の世論調査）
BEIS は英国ビジネス・エネルギー・産業戦略省

その結果，福島第一発電所事故前の 2011 年２月（Department for Business, Energy & Industrial

には 71％だった原子力利用への賛成率（賛成＋どStrategy）の略称である．福島第一原子力発電所事

ちらかといえば賛成）は，事故後の 2011 年９月に故後，たびたび調査を実施している．いずれも全英は 62％まで下がった．その後，2021 年５月の調査における対面調査で，回答者は成人男女，回答者数

では 76％となっている．一方，反対率（反対＋どは各回 2,000 名程度となっている．

ちらかといえば反対）は，事故後の 2011 年９月には 35％まで上がった．その後，2021 年５月の調査

図３に BEIS 調査による「英国における原子力発電への支持の推移」を示している．

では 24％となっている．なお，2021 年５月の調査
では，賛成，反対合わせて 100％となるように，無回答者は母数から除いている．
また，Bisconti Research 調査ならびに，あとで述べる Gallup 調査については，調査方法は電話調査となっている．
一方，Gallup 調査では，図２に示す通り 2022 年に米国での原子力発電への賛成が 51％となっており，Bisconti Research 調査と結果が異なる．この理由については「4. 考察」で検討する．
図３

BEIS 調査

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-3

262

質問内容は次のとおりである．Question: From
what you know, or have heard about using
nuclear energy for generating electricity in the3.4 チ
 ェコの世論調査結果
チ ェ コ に つ い て は，Public Opinion ResearchUK,doyousupportoropposeitsuse?

Centre, Institute of Sociology, Czech Academy of（あなたは，英国における発電に原子力を利用す

Science（チェコ科学アカデミー社会学研究所世論ることについて，あなたが知っていることや聞いた

調査センター）の 2012 年以降の調査結果が公表さことを踏まえると，その利用を支持しますか，支持れている．2020 年６月の調査結果では，原子力発

しませんか？）

電を増やすべきが 31％，現状維持が 37％，減らす

選択肢：Stronglysupport（強く支持）Support（支べきが 21％となっている（図５）．

持）Oppose（不支持）Stronglyoppose（強く反対）
Neither support nor oppose（支持と不支持のどちらでもない）Don’tknow/noopinion（わからない /意見なし）
その結果，2014 年９月には 42％だった支持率（強く支持＋支持）が，2021 年３月に 38％となっている．
不支持率（強く反対＋不支持）は，2021 年３月に17％となっている．中立は 34％である．この調査では「どちらともいえない（中立）」「わからない /意見なし」という選択肢があるので，支持，不支持を合わせても 100％を大幅に下回る．

3.3 フ
 ランスの原子力世論推移
仏 コ ン サ ル テ ィ ン グ 会 社 BVA が， オ ラ ノ 社

図５

CzechAcademyofScience調査

3.5 Y ouGov の欧米各国世論調査結果の 依 頼 で イ ン タ ー ネ ッ ト 調 査 を 実 施（2021.5.3-6

YouGov（英国の調査会社）は，2021 年 11 月に ,N=1,500（18 歳以上成人））した．それによると，「原子力発電は大きな役割を果たすべき」,「ある程図４に示す通り，2021 年時点でフランス人の 53％

度役割を果たすべき」,「使うべきではない」，のは「原子力発電はエネルギーの自立に必要不可欠」

３択で，欧米各国において世論調査を実施したと回答した（2019 年は 46％）
．また，2021 年に 64％（図６）．欧米８か国（フランス，
スペイン，
スウェー

が「フランスの将来のエネルギーミックスは原子力

デン，英国，米国，ドイツ，イタリア，デンマーク）と再生可能エネルギーで構成される」と回答したの世論調査結果が公表されている．８か国のうち ,（2019 年は 54％）．

「原子力発電は大きな役割を果たすべき」と ,「ある程度役割を果たすべき」を合わせて ,「役割を果た

図４

BVA 調査図６

YouGov 調査

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-3

263

すべき」とする人の比率が最も高いのはフランスの策（ゼロエミッション）の進展が理由として考えら

75％となっている．また，スペイン，スウェーデ

れる．2022 年度に入りエネルギー資源価格が高騰

ン，英国，米国は 60％を超えている．一方，ドイツ，

しており，比較的コストの安定している原子力発電

イタリアは 50％台，デンマークは 40％と半数以下への期待はさらに高まっているものと筆者は推測しとなっている．なお，無回答者およびわからないとている．

する人が相当数いるので，回答の合計が 100％にはなっていない．

4. 考
 察
4.1 米
 国の世論
Bisconti Research 調 査 に よ る 2021 年 の 原 子 力
発電への賛成比率は，前年より大幅上昇し 76％となっている．Bisconti Research によると，気候変動対策やエネルギーへの関心の高まりなどで支持が増加していると考えられる．一方，Gallup 調査で4.4 チ
 ェコの世論調査結果
チェコにおいては，９年間を通じて，現状維持を支持する人が最も多く，次いで増やすべきとする人が多くなっている．同国では計６基のロシア型加圧
水型原子炉（VVER）が稼働している．チェコの電力生産の約 35％を原子力発電でまかなっていることなどが評価されている可能性がある．

4.5 Y ouGov の欧米各国世論調査結果

は，2022 年に原子力への賛成が 51％となっている．

フランス，スペイン，スウェーデン，英国，米国

2019 年実施時の 49％よりは２ポイント上昇していでは，原子力発電が重要電源としての役割を果たしるが，Bisconti Research 調査の結果に比べると大ており，その実績が評価されているものと思われる．

幅に低い数値になっている．両調査で結果が大きく一方，ドイツは 2022 年に原子力発電を廃止すると異なる点については，両調査とも中立という選択肢

しているものの，53％と一定の支持は得ている．イを設けていないので，中立層が他の設問に影響を受

タリア，デンマークについては原子力発電が行われけやすいことが考えられる．Bisconti Research はておらず，とくにデンマークは風力発電など再生可原子力発電に関する設問の中で賛否を聞いている一能エネルギーに注力していることが，原子力発電へ

方，Gallup は環境問題に関する設問の中で賛否を聞の支持を少なくしている要因であろう．とはいえ，いており，質問のコンテクストが異なっている．

デンマークでさえ，40％と原子力発電への一定の支

4.2 英 国の世論持はある．欧州においては，域内の他国からの電力購入がさかんであり，一国では偏ったエネルギー構成となっていても，欧州全体でみると比較的バラン

英国政府は気候変動への対策として原子力発電をスの取れたエネルギーミックスとなっており，日本重視していること（海外電力調査会，2019）などかなどとは違うところである．そのため，原子力世論

ら，原子力発電に対する世論は，支持が不支持を上についても，欧州全体でみると大きな，あるいは一回って推移している．なお，どちらともいえないと定程度の役割を果たすべきとする人が多い．

いう層も 34％を占める．英国における洋上風力な
どのコストが低下し，原子力発電新設の相対的コストの高さが問題視されるようになったこと（服部，2022）などが，支持の伸びを抑えていると考えられ
る．

4.3 フ
 ランスの原子力世論推移
フランスで 2019 年から 2021 年にかけて原子力発電の支持率が上がっていることについては，原子力発電の発電比率は変わっていないので，気候変動対

5. お
 わりに
本調査では，福島第一原子力発電所事故から 11年というタイミングで，再び海外の世論調査に的を絞って情報収集を行った．それにより，限られた国についてではあるが，同発電所事故後の海外における原子力に対する意識の変化の一部を明らかにしようとした．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-3

264

引
 用文献
（1）
 Public Opinion and Communications about

にドイツで 53% が原子力利用を肯定2021 年 12 月 28 日 電気事業連合会



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Nuclear Energy Lessons from Nearly 40

kaigai_topics/1260653_4115.html

YearsofResearchMay2021NationalPublic

（2022 年５月 12 日アクセス）OpinionSurvey:SupportforNuclearEnergyGroupswithClimateChangeConcerns.

（8） 服部徹（2022）「英国における新設原子力発

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

電所の資金調達手法「規制資産ベース（RAB）（2022 年５月９日アクセス）（2）
 INDEPTH:TOPICSATOZEnergy

モデル」の導入をめぐる議論」電力経済研究

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

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https://www.gov.uk/government/statistics/
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nuclearinFrance21October2021

https://www.world-nuclear-news.org/
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 Czech Public Opinion on Nuclear Energy –June2020

https://cvvm.soc.cas.cz/en/press-releases/
other/ecology/5332-czech-public-opinion-onnuclear-energy-june-2020（2022 年５月 11 日アクセス）（6）
 In key Europian Countries people want
nuclear power to be a part of their energy
mix, even in Germany where it is beingphased out and in Italy which has alreadydoneso.



YouGov2021.12.13

https://yougov.co.uk/topics/international/
articles-reports/2021/12/13/what-doeuropeans-and-americans-think-about-nuclea
（2022 年５月 12 日アクセス）（7）
 ［EU］欧州７カ国の世論調査，低炭素化実現

NO.68pp31.

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-4

265

学校現場におけるエネルギー環境教育の実践に関するアンケート調査の結果
Resultsofthequestionnairesurveyonpracticeofenergyandenvironmentaleducationatschoolsites
西野

加奈江（KanaeNishino）＊1

中川幸二（KojiNakagawa）＊1

大磯
高木

眞一（ShinichiOiso）＊1
利恵子（RiekoTakaki）＊1

要約
社会システム研究所 社会意識・エネルギー問題研究プロジェクトでは，エネルギー環
境教育の普及促進に取り組んでいる．2021 年８月から９月，第２回目となる「学校現場におけるエネルギー環境教育の実践および認知度に関するアンケート」調査を行った．その結果，学校現場においては，エネルギー環境教育の重要性は十分に理解され，その関心は高まってきている
ものの，繁忙感によりその取り組みは難しいこと，また，昨今，教員の働き方改革が進み，教員自身の負担となるような支援も望まれていなことが分かった．2019 年 12 月に文部科学省が発表した「GIGA スクール構想」により，教育現場での ICT 活用が急速に進んでいる．エネルギー環境
教育に関してオンラインで期待する支援として「短い時間の動画コンテンツ」が最も多い．今後のエネルギー環境教育の普及促進をさらに進めるためには，教員が負担に思わないような，取り組みやすい教材を提供することがあると考えられる．
キーワード

エネルギー環境教育，アンケート調査， GIGA スクール構想

Abstract
The Social Awareness and Energy Issues Research Project of the Institute ofSocialSystemisworkingtopromotethespreadofenergyandenvironmentaleducation.The
secondsurvey,the“QuestionnaireonthePracticeandAwarenessofEnergyandEnvironmental
EducationinSchools”wasconductedfromAugusttoSeptember2021.Asaresult,itwasfoundthat although the importance of energy and environmental education is well understood andinterest in it is increasing in schools, it is difficult to implement it into class times due to asenseofbusyness.TheuseofICT（InformationandCommunicationTechnology）
ineducational
settingsisrapidlyadvancing,thankstotheGIGASchoolConceptannouncedbytheMinistryof
Education,Culture,Sports,ScienceandTechnologyinDecember2019.“Shortvideocontent”is
themostpromisingformofonlinesupportforenergyandenvironmentaleducation.Inorderto
furtherpromotethespreadofenergyandenvironmentaleducationinthefuture,itisnecessarytofindaneasywaytoprovideteachingmaterialsthatteachersdonotfeelburdenedby.
Keywords

energyandenvironmentaleducation,questionnaire,
GIGA（GlobalandInnovationGatewayforAll）
SchoolConcept

1. は
 じめに

ことを目的に，社会システム研究所 社会意識・エネルギー問題研究プロジェクトが事務局を務める

我が国が抱えているエネルギー問題は重要な課「エネルギー環境教育関西ワークショップ研究会

題であり，2019 年のエネルギー自給率は 12.1% で，（以下，関西 WS）」にて，エネルギー環境教育の取これは OECD36 カ国中 35 位という低い水準である．

り組みを進めているところである．

次世代を担う子どもたちに，このようなエネル

関西 WS の代表は，京都教育大学 教育学部 山下

ギー問題を適切に理解し，自分事として考え，行動，宏文 教授が務めており，当プロジェクトは，関西選択ができるようになるための資質・能力を育む

WS と共同で 2017 年度に，学校現場でのエネルギー＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所

社会システム研究所

り

40%

266

り

ない

り

ない

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-40%

環境教育の認知度および実践状況を測定するため，

重要かつ関心あり
重要ではないが関心あり
無回答

近畿および福井県の学校を対象に第１回調査を行った．今回，その後の動向を測定するため，第２回目となる調査を行ったので，結果を報告する．

80%

対象は，第１回（2017 年度）実施の同一の小学校，
中学校，高等学校および高等専門学校 2,002 校を対

0.8%

100%
100

2. 方
 法
調査地域は，近畿２府４県および福井県で，調査

り

2021

60%
60%

0%

2017
重要だが関心なし
重要ではなく関心もない

0.9%

2.5%

1.1%

20.7%

24.5%

75.9%

0.2%

73.2%

象とした．これは，第１回調査と同一学校群の動向を調査し，そのエリアでエネルギー環境教育の実践
度等がどのように変化しているかを比較調査するた

40%
40%

めである．なお，前回調査以降，学校の統廃合により統合先の学校に変更するなどの調整を行い，調査票の送付数は 1,982 校となっている．
調査期間は 2021 年８月 23 日から９月 30 日で，各学校の校長および環境教育担当教員宛てに調査票を

0%
0%

図１

重要ではないが関心あり
無回答

送付した．
また，今回，調査の回答方法として，回収率の向

2021

2017

エネルギー環境教育の重要・関心度（校種全体）
重要かつ関心あり
重要だが関心なし
重要ではなく関心もない

度より 2.7% 増加している．

上のため，用紙記入のほか，Web 回答方式も取り「重要である」「重要と思う」という括りで見ると入れた．

96.6% で，2017 年度からは 1.1% 下がっているが，
「関

3. 調
 査結果
調査結果の回収数は，353 通（うち紙面回答 197
通，Web 回答 156 通）で，回収率は 17.8%（2017 年
度 22.0%）となった．
質問内容については，2017 年度以降の動向を調査するため基本的には同一であるが，一部の質問に心がある」という括りでは 78.4% となり，2017 年度
から 4.1% 増えている．
教育現場において，エネルギー環境教育の重要性は認識されており，関心は高まっていると考えられ
る．

3.2 エ
 ネルギー環境教育の実践状況

ついては，より具体的な回答を引き出すことを目的

次に，「貴校では，エネルギー環境教育を実践しに，選択肢を増やすなど一部変更している．それにているか」を聞いたところ，「実践している」がより，値の単純比較ができない項目があることを付

51.3% で，2017 年度の 41.5% から 9.9% 増え過半数と記する．

なっていた（図２）．

3.1 エ ネルギー環境教育についての認識を含む）の校種別に見ると，上の学校にいくほど実

また，小学校・中学校・高等学校（高等専門学校
践度が増えている（図３）．この背景には，学習指調査では，最初に「貴校は，エネルギー環境教育

導要領の改訂による「主体的・対話的で深い学び」

についてどのように認識しているか」を聞いた．その実現のために，自分事として考え，解決していくの結果，「重要であり関心がある」と答えた学校が教育が重視されてきていることも要因としてあると75.9%（2017 年度 73.2%）「，重要と思うが関心がない」

思われる．

20.7%（2017 年度 24.5%），「重要と思わないが関心はある」2.5%（2017 年度 1.1%）「重要と思わないし関心もない」0.8%（2017 年度 0.9%）となった．
（図１）「重要であり関心がある」と答えた学校が 2017 年

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-4

267

であった．
「担当教員に任せ，校内での情報共有はしていない」が 32%，
「教科横断的な取り組みをしている」は 19%，
「学校大で取り組んでいる」が 6%であった．エネルギー環境教育は，教科横断的な取）り組みが有効であるが，上の学校にいくほどその比

51.3%

48.7%

率は下がっており，教科担任制となる学校での教員

51.3%

48.7%

同士の協力は容易ではないことがうかがえる．
また，実践している学校に対して，「どの教科でエネルギー環境教育に取り組んでいるか」を複数回答で尋ねた（図５）．校種全体でみると，
「理科」
「
，社

実践している
実践している
図２

会科」，「総合的な学習の時間」で取り組んでいる学

実践していない
実践していない校が多い．校種別に見ると，「社会科」での取り組みが多いのは小学校（69%）で，「理科」は，中学

エネルギー環境教育の実践度（校種全体）

校（81%）および高等学校（62%）で多い．中学校
では，技術・家庭科（技術）の教科があるため，技全体で51%

37

高等学校

2638%））
59% （2017年
年度

37

高等学校

中学校

90%

48
54% （2017年
年度 39%））

80%
70%

57 46% （2017年48
年度 45%））

小学校

85

小学校 0%

85
20%

図３

26

54% （2017年
年度 39%））

57

中学校

0%

術科でも取り組まれているのが特徴である（54%）．

全体で51%
59% （2017年
年度 38%））

98
46% （2017年
年度 45%））
40%

実践している

20%

60%

実践していない

40%

60%

60%

64%

62%
54%

50%

98
80%

60%

81%
69%
63%

100%

80%

100%

40%

38%

30%
18%

20%
10%

0%

0%

実践している
実践していない
エネルギー環境教育の実践度（校種別）

社会科

理科

図５

3.2.1 実践している学校での状況

40%
35%

33%
14%

8%

3%

0%
0%

5%
4% 3%
特別活動

技術科

家庭科

生活科

小学校

中学校

高等学校

総合学習

どの教科で取り組んでいるか

さらに，実践している学校に対し，「エネルギー
エネルギー環境教育を実践している学校に対し，環境教育の実践にあたり，どのような教材等を活用「エネルギー環境教育の実践をどのようにしている

されているか」を複数回答で聞いたところ（図６），

か」を複数回答で聞いた（図４）．
「教科毎に取り組「特に追加教材は使用していない」が最も多く，全んでいる」という回答が最も多く，校種全体で 55%

体の 49% であった．
「外部作成の副教材や資料」を

4%

学校大で取り組み

8%

独自作成の副教材や資料

7%
6%
8%

教科横断的に取り組み

19%

外部作成の副教材や資料

25%
54%

教科毎に取り組み

46%

0%

10%
高等学校

図４

20%
中学校

68%

55%

40%

小学校

50%

32%
34%
33%

14%
16%

22%
46%

追加教材は使用せず

32%
32%

30%

7%

外部講師による出前授業

46%

23%

担当教員に任せ情報共有せず

26%
27%

16%

43%

28%

18%

60%

70%

0%

80%

全体

エネルギー環境教育の取り組み方法

48%
49%

図６

10%

20%

30%

高等学校

中学校

小学校

40%

50%

全体

どのような教材を活用しているか

53%

60%

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-4

268

6

活用している学校が 33%，
「外部講師による出前授業」16% と，「外部の支援」を活用する学校はあまり多くない．

4%
実践に向けて現在検討中
7%

17%
12%
12%
27%

38%
48%
42%

実践の方法がわからない

26%

一方，
「独自作成の副教材や資料」と答える学校
も 26% あり，高等学校では 43% であった．外部の資料としては，小学校・中学校向けの教材は多くあ

0%

60%
63%
67%

時間的な余裕がない

るが，高等学校向けとされている教材はあまり見か

学習指導要領に記載されていない

けることがなく，そういった状況も影響しているの教科書に載っていないではないか．

0%

府 県 別 に 比 較 し た 場 合， 福 井 県 で の 実 践 率 が

96%
78%

23%

15%
10% 20%
17%
4%
4%
5%
5%
9%

0%

20%

高等学校

66.7% と高く，奈良県 23.5% 及び滋賀県 38.9% で低できないが，福井県では，電力会社やエネルギー

15%
17%
17%

0%

実践しようと思っていない

い結果となった（図７）．回収率が低いため断定が

42%

33%
25%
30%

実施できる教員がいない

40%

中学校

小学校

60%

80%

100%

2017年
年調査（全体）全体※「0%」は，2017年度調査で選択肢になかった項目

図８

エネルギー環境教育を実践していない理由

関係機関が多くあるので，エネルギーに関する授業を行う際に協力が得られやすく，他府県に比べて実方法がわからず戸惑っている教員が一定数いること践しやすい状況であると思われる．

がうかがえる．

奈良県及び滋賀県では，「重要である」と認識し「学習指導要領に記載されていない」「教科書にているものの，「関心がない」が３割程度と，他府載っていない」という理由も 17% あり，学習指導

県に比べて高くなった．

要領などに確実に明記される必要性もある．
一方で「実践に向けて現在検討中」という学校も
実践率

全体

181

172

51.3%

大阪

38

32

54.3%

京都

29

21

58.0%

55

兵庫

奈良
滋賀

4

47.8%

13
14

38.9%

13

13

2

66.7%

2
実践している

図７

59.1%

9

26

福井

3.3 エ
 ネルギー環境教育を行う場合の
課題や障害

23.5%
22

和歌山

不明

60

12%（2017 年度 7%）あった．

実践していない「エネルギー環境教育を行う場合に，課題あるいは障害となるもの」を複数回答で聞いた（図９）．
最も多かったのは「実践する時間」で，校種全体で64%（2017 年度 70%）
，次いで「指導方法・ノウハウ」

府県別実践校数と実践率
新型コロナウイルス
感染症の影響3.2.2 実践していない学校の状況
次に，エネルギー環境教育を実践していない学校に対し，「実践をしていない理由」を複数回答で聞いた（図８）．最も多かった理由は，「時間的な余裕がない」67%（2017 年度 78%）で，特に高等学校では 96% と高い値となっている．次いで，「実践の方法がわからない」が 42%（2017 年度 26%）であった．

18%
17%
25%
21%
68%
61%
64%
64%
70%

実践する時間

52%
54%
57%
49%

指導方法・ノウハウ

48%
適切な教材

上司・同僚の理解や協力ないが，「実践方法がわからない」との教員自身の

67%

58%
56%
55%
57%

2%
6%
1%
3%
0%

教員個人の
問題意識や知識「時間的な余裕がない」ことは前回調査と変わら

31%
0%

20%

高等学校

中学校

46%
42%
44%
44%

40%
小学校

60%
全体

80%
2017年調査（全体）※「0%」は，2017年度調査で選択肢になかった項目

技能に関する項目で値が大きくなってきており，エ
ネルギー環境教育に対する関心はあるが，その実践

0%

図９エネルギー環境教育を行う上での課題等

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-4

が 57%（2017 年度 49%），
「適切な教材」55%（2017269

また，前回調査では選択肢のなかった「教員同士年度 57%）といずれも半数を超えていた．

の研究会等」の支援は 16% で，教員への負荷とな「教員個人の問題意識や知識」も 44%（2017 年度

るような支援にはあまり期待がされていない．これ31%）で，前回調査よりも数値が大きくなっている．

は，昨今の教員の働き方改革による影響もあると考

前項でも記載したように，教員自身の技能面等を課えられる．

題と考える教員が多くなっているのではないか．

さらに，「外部団体からの支援として，どのような内容を期待するか」を，「日本をとりまくエネル

3.4 外 部団体からの支援

ギー情勢・問題」「エネルギー関連の理科の実験」「発電の仕組み・電気の道のり・ガス供給の仕組み等」「原「エネルギー環境教育を行う場合に，外部団体か

子力・放射性廃棄物処分」「放射線」の項目でたずらの支援が必要か」を聞いた．
「必要」と答えた学

ねたところ（図 11），
全ての項目で「出前授業の実施」

校は全体で 66%，特に小学校では 75% と高くなったへの期待が大きく，その値は 59% 〜 77% となった．

一方，高等学校では，「必要」51%，「必要でない」次いで，「教材の提供」
では，49% 〜 61% となり，
「授

49% と，期待度は約半々であった．

業案・実践事例の共有化」は，39% 〜 45% と，授業「支援が必要」と答えた学校に対し，「エネルギーを行う際に直接活用できるような支援内容が比較的

環境教育の実践の際に，外部からの支援を得られる高くなった．

とすればどのような団体に期待するか」を尋ねた（図「教員向けの研修・セミナー」「企業等での体験学

10）．
「エネルギー関連企業」74%（2017 年度 48%），

習の機会」の項目では，全て 20% 台となっている．

「エネルギー関連団体」71％（2017 年度 59%）と，全体で７割を超えている．
前回の本項目の同調査では，全学校に対し質問を

49%

教材の提供

行っているため，今回の結果と単純比較はできない
が，前回の結果と比べると，ニーズが高まっている

42%
45%
39%
40%
41%

授業案・実践事例の共有化

ことは明らかと思われる．
「大学・研究機関等」は 54%（2017 年度 54%）「
，国・自治体」は 37%（2017 年 40%）と，前回と大きな変

61%
55%
57%
54%

24%

29%
26%
25%
27%

教 員 向 けの研 修 ・ セ ミナー

70%

化はなかった．

出前授業の実施

0%48%

大学・研究機関等

59%

66%

63%
エネルギー関連団体
59%

10%

20%

30%

40%

エネルギー情勢・問題
発電の仕組み等
放射線

54%
54%
73%
71%
71%

77%

24%
22%
27%
23%
22%

企 業 等 での体験学習の機会

41%
34%
37%
37%
40%

国・自治体

61%
59%

67%

図 11

50%

60%

70%

80%

エネルギー関連の実験・実習
原子力・放射性廃棄物処分

外部の支援で期待する内容

69%
70%

77%
74%

エネルギー関係企業等
48%

16%
教員同士の研究会等
0%

12%
16%

3.5 オ
 ンラインでの支援

25%

0%

20%

高等学校

中学校

40%
小学校

60%
全体

80%
2017年調査（全体）※「0%」は，2017年度調査で選択肢になかった項目

100%

学校現場において，新型コロナウイルス感染症（以下，新型コロナ）の広がり以降，GIGA スクー
ル構想＊ 2 の取り組みが急速に広まったことを受け，

図 10

＊2

外部の支援先で期待する企業・組織等

今回の調査では，エネルギー環境教育を行う場合に2 019 年 12 月に文部科学省が発表した教育改革案．「GlobalandInnovationGatewayforAll」の略で，児童・生徒１人１台の学習用端末の配付やネットワーク環境の整備を行い，個別に最適化された教育の実現を目指す．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-4

270「オンラインで受けられる支援」として，どのようなものを期待するか複数回答で聞いた（図 12）．
「10〜 15 分の映像コンテンツ」という回答が，小学校

3.6 エ ネルギー教育関連事業の認知度
経済産業省資源エネルギー庁が行っているエネル

77%，中学校 82%，高等学校 87%，校種全体で 80%

ギー教育事業についても質問を行った．

と高くなった．これは，新型コロナの影響により「かべ新聞コンテスト（小学校対象）を知っていオンライン授業が急速に広がったことや，GIGA ス

るか，
また応募したことがあるか」では「知っている」

クール構想が大きく影響していると考える．自由記が 21.2%（2017 年度 24.5%）で，このうち応募した述の中には「２〜５分程度の動画」と記載されていことのある学校は 5.2%（2017 年度 3.7%）と，まだるものもあり，より短い時間のものが望まれている

まだ事業の認知度は低く，実際の応募状況となるとと思われる．

さらに低いものとなっている．

次いで高かったのが「パワーポイント等の電子教

また，同庁が発刊している副教材「かがやけ！み材」で，小学校 51%，中学校 58%，高等学校 61%，

んなのエネルギー（小学校）」「わたしたちのくらし

校種全体で 55% となった．

とエネルギー（中学校）」については，「知らない」「タブレットで使うアプリケーション」は，校種58.4%「知っているが，使ったことはない」26.9%，

全体では 49％であるが，高校では 33% とそれほど「使ったことがある」6.8%，「使ってみたい」3.4%

高くない．また，「出前授業」については，小学校であった．

56%，中学校 46%，高等学校 24% と，上の学校に行

国でもエネルギー教育の取り組みが推進・支援さくほど期待値が小さくなっている．これは，オンラれているが，その認知度は 2017 年度に続き，高くイン出前授業の準備が大変，もしくは，まだそれほないことがわかる．

ど実績がないため，イメージができなかった可能性もある．
「オンライン授業の実践事例」は校種全体では24% であったが，高等学校では 32% と，小学校や中

4. 考
 察
学校現場において，エネルギー環境教育の重要性については十分に認識されており，関心も高まって学校よりやや高くなった．
なお，「オンライン授業に関する教員セミナー」いると考える．この背景には，昨今，SDGs の取りといった時間を取って参加するような支援への期待組みが盛んになってきており，その流れが学校現場

は，低い値となっている．

にも広がってきていることが大きい．
また，平成 29 年（高等学校は平成 30 年）告示の学習指導要領で示されている「主体的・対話的で深

11%
11%
6%
8%

オンライン授業に関する教員セミナー
オンライン授業の実践事例

い学び」の資質・能力を育成する上で，課題解決を
23%
22%
24%

中心とした学習が求められているが，その中で，現

32%

24%

在の社会情勢でも重要になっているエネルギー問題

46%

出前授業

47%
33%

タブレットで使う
アプリケーションが，最適なもののひとつになっているのではないか．

56%

今回の調査結果を見ると，特に高等学校において

54%
51%
49%

エネルギー環境教育の実践率が上がってきている．
ことが可能な年齢となり，「エネルギー問題」とい

87%
82%
77%
80%

10～15分の映像コンテンツ0%

図 12

これは，より現実に即した課題についても探究する

61%
51% 58%55%

パワーポイント等の
電子教材

20%

40%

高等学校

中学校

60%
小学校

80%

う課題を，より自分事として考えを深めることがで
100%

全体

オンラインで受ける支援で期待するもの

きるため着目されつつあるのではないかと考える．
府県別での実践状況の差については，実践率が低い奈良県，滋賀県では，水力や太陽光といった自然エネルギーを活用する発電所はあるが，火力や原子力発電所といった一次エネルギー源を供給して発電する発電所がないことが，関心の低さにつながっているのではないか．また，滋賀県では，琵琶湖など

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-4に関わる環境教育は盛んであるものの，エネルギー
教育は別物と捉えられている可能性がある．

271

5. お
 わりに

学校現場での取り組みへの課題として，自由記述

今後，
エネルギー環境教育の普及促進のためには，

で「大切な学習内容であることは理解できている授業を行う教員が大きな負担を感じることなく，むが，授業時間数の確保と子どもたちへの興味づけがしろ「エネルギー環境教育は楽しい」「学びがある」

必要」「教育課程の位置づけ」「教科書にあれば教と思うようにすることが重要であると考える．そのえられる（時間が確保できる）」といった声もある．

ためには，手間をかけずに取り組みを始められる教

学習指導要領に沿ったエネルギー環境教育の扱い方

材の提供が必要である．現在，急速に進む教育のを考え，授業に必要な時間も含めた実践事例を積みICT 化をチャンスと捉え，関西 WS でも会員と共に上げ，また広げていくことが重要である．例えば，

デジタル教材の開発も含め，デジタル教材とエネル

１時間の授業時間全てを使う学習ではなく，短い時

ギー環境教育のあり方について調査していきたい．

間でポイントを絞った学習を数回に分けて行うこと

国のエネルギー教育推進事業については，事業のも，「授業時間の確保」という点で解決の糸口にな

委託先となっているエネルギー教育推進事業事務局

るのではないだろうか．

と引き続き連携し，今後の普及促進に取り組んでいまた，「エネルギー環境教育だけに取り組むのはきたい．特に，資源エネルギー庁が発行する副教材

無理があるので，SDGs の１つとしてやっていきたについては，教科単元との関連が記されており，エい」との声もあり，エネルギー環境教育と SDGs とネルギー環境教育への取り組みが比較的容易になる絡めた実践が，今後の普及の弾みとなり得ると考えと考えられる．関西 WS でも，副教材を活用した授る．

業例の積み上げに取り組んでいきたい．

実践にあたっての課題や障害として「実践する時

また，今後は，高等学校でのエネルギー環境教育

間がない」という教員の繁忙感が大きいことが，前の充実も重要であると考える．現在は，小学校，中回に続き確認された．

学校で取り組みが中心であるが，高校生になればエそのほか，関心の高まりによる教員自身の技能面

ネルギー問題をより正確に理解し，社会の中の重要も課題として大きくなってきているものの，セミ

課題として考えることが可能な年齢となってくるの

ナーや勉強会など，教員自身が時間を取り参加するで，高等学校では，小学校，中学校でのエネルギー

ような支援に対してはあまり期待が高くない．
ただ，

環境教育の取り組みを振り返りながら，より現実社

エネルギー環境教育に関わるエネルギー問題等の知会に近い情報を扱っていくことにより，学びが進ん

識を深めていただくことは重要だと考えており，「参でいくと思われる．

加したい」と思われるようなセミナーの内容やテーマを検討していく必要がある．

今回，回収率向上のために Web での回答も導入したが，結果としての回収率は 17.8% と低くなった．

外部団体からの支援の中で，最も期待が高い「出より具体的な回答を引き出すために変更した項目で前授業」については，支援への期待が高いものの，煩わしさが出たとも考えられる．また，学校現場で実際に活用している学校があまり多くない．出前授のエネルギー環境教育に対する優先度や浸透度が低業を希望する学校とエネルギー関連企業等を「つなく，回答にまで至らなかったこともあると思われる．

ぐ」存在が必要であると考えられる．

本調査は，今後も動向把握のため３年に１度実施

GIGA スクール構想により，児童・生徒１人１台していく予定であるが，質問内容の見直しや，調査への ICT 端末の配付，それによる教材のデジタル実施時の世の中の動向も見ながら，学校現場とエネコンテンツ化というような変化が起こっている．今ルギー環境教育との関わり方を示すなどして，回答回の調査においても，オンラインでの支援で期待すを促すような工夫をしていきたい．

ることとして「短い時間の映像コンテンツ」が最も今回の調査結果を基に，学校訪問を実施する予定多いことから，今後は，エネルギー環境教育に関すであり，訪問する学校においては，教育現場の現状る教材のデジタル化とあわせ，短い時間で効果的にと取り組みの可能性について具体的な生の声を聞きエネルギー・環境問題について探究できる映像コン

取り，さらに調査を進めていきたいと考える．

テンツを作製し開発する点にも重点を置き，活動に取り組んでいく必要があると考えられる．

エネルギー問題には解がなく，大人でも考えることが難しい．エネルギー問題は，教員（大人）も子

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-4

272

どもも一緒になって考えることができること，持続可能な社会の実現に向け，自分事として考え，判断し，選択・行動していく能力を養うために最適な課
題のひとつであることを，実践事例とともに広めて
いきたい．

参
 考文献
経済産業省資源エネルギー庁ホームページ 日本のエネルギー 2021 年度版「エネルギーの今を知る 10 の質問」
https://www.enecho.meti.go.jp/about/pamphlet/energy2021/001/#section1
文部科学省ホームページ GIGA スクール構想の実
現について
https://www.mext.go.jp/a_menu/other/
index_00001.htm
小学校学習指導要領（平成 29 年告示）総則 17-27
文部科学省
中学校学習指導要領（平成 29 年告示）総則 19-28……
文部科学省
高等学校学習指導要領（平成 30 年告示）総則 19-28……
文部科学省

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-5

273

原子力業界におけるジェンダーバランスへの挑戦
ChallengestowardGenderBalanceintheNuclearIndustry
高木

利恵子（RiekoTakaki）＊1

要約“ ジェンダー平等 ” は，基本的人権であるだけでなく平和かつ豊かで持続可能な世界に必要な基盤だとして，SDGs の目標の一つに掲げられている．男性に対する女性の割合を示すジェ
ンダーギャップ指数の日本の値は 0.656 と 156 か国中 120 位である．トップクラスにある「教育」
も，大学で学ぶ分野によっては男女で偏りがあり，大学の学生に占める女性の割合は工学部で 15.7%，
理学部で 27.8% と，原子力分野の専門職と関係性が強い学部は女性の割合の低さで１，２位を占めている．また，日本原子力学会の女性正会員の比率は 4.6%（2020 年度）という現実からしても，
原子力は職業として女性に “ 選ばれにくい ” 分野の代表格の一つであると考えられる．原子力分野
が女性に選ばれにくいことは世界的にも同様の傾向である．本稿では原子力関連の国際機関・組織である OECD/NEA や IAEA, WiN による，アンケート調査や採用活動，メンタリングワーク
ショップ等といったジェンダーバランスへの取り組みについていくつか紹介する．
キーワード原子力産業従事者，ジェンダーバランス，ジェンダーギャップ

Abstract
GenderequalityisoneofthegoalsoftheSDGs,notonlyasafundamentalhumanright, but as a necessary foundation for a peaceful, prosperous and sustainable world. Japan
ranks120thoutof156countrieswithagendergapindexof0.656.ThisresultandthefactthatthepercentageoffemalemembersoftheAtomicEnergySocietyofJapanwas4.6%（inFY2020）showthatthenuclearfieldisoneoftherepresentativefieldsthatwomentendnottochooseasacareer.Thesameistrueworldwide.Thispaperintroducessomeoftheeffortsofinternational
nuclear-relatedorganizationssuchasOECD/NEA,IAEAandWiNtopromotegenderbalancein
thenuclearindustry,suchassurveys,recruitmentactivitiesandmentoringworkshops.
Keywords

nuclearindustryworkers,genderequality,gendergap

1. は
 じめに

OECD による 15 歳時点における学習到達度調査では，科学的リテラシーと数学的リテラシーとも１位

言うまでもないが，“ ジェンダー平等 ” は，基本の日本の男性に対し，日本の女性もそれぞれ３位と的人権であるだけでなく平和かつ豊かで持続可能な２位となっている（内閣府男女共同参画局，2022）．

世界に必要な基盤だとして，SDGs の目標の一つにこのことから，日本の女性と男性の科学や数学につ掲げられている．

いてのリテラシーは 15 歳時点では有意な差はなく，男性に対する女性の割合を示すジェンダーギャッ

専攻選択の時点で進路が分かれていることが読み取

プ指数の日本の値は0.656と156か国中120位である．

れる．また，「経済」の指数で女性の割合が低いこ「教育」と「健康」の値は世界トップクラスだが，とにも関連がありそうだが，原子力業界との関わり「政治」と「経済」の値が低く，平均に届いていなが深い日本原子力学会の女性正会員の比率は 4.6%

い．トップクラスにある「教育」も，大学で学ぶ分（日本原子力学会ダイバーシティ推進委員会，2021）

野によっては男女で偏りがあり，大学の学生に占という現実からしても，原子力は職業として女性にめる女性の割合は工学部で 15.7%，理学部で 27.8%“ 選ばれにくい ” 分野の代表格の一つであると考えと，原子力分野の専門職と関係性が強い学部は女られる．

性の割合の低さで１，２位を占めている．しかし，＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所

社会システム研究所

原子力分野が女性に選ばれにくいことは世界的に

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-5

274

も同様の傾向がみられる．本稿では原子力関連の国するためのアンケート調査や，出張の機会を活かし

際機関・組織によるジェンダーバランスへの取り組

た細やかなリクルート活動，若手科学者の訓練を支みについていくつか紹介する．

援するフェローシップやロールモデルを提供するメ

2. 事
 例
2.1

 ECD/NEA
O（経済協力開発機構 / 原子力機関）

ンタリングプログラムの設置などを行った．また，各部局長はそれぞれが担当するプログラムや会議体で出席者，議長，選出された専門家における女性比率を高めるために取られた措置について，毎年事務局長に報告する義務を負ったとのことである．
最近の取り組みでは，“Gender at the IAEA” と原子力分野を含む科学，技術，工学，数学（STEM）

いう Web コンテンツを設けたり，事務局長が総会分野で依然として女性の割合が低いというジェンでジェンダーバランスへの取り組みを隔年で報告しダーギャップは，安全で効率的な原子力技術達成にたりしているように，2025 年までに専門的上級職

大きな影響があるとの懸念から，NEA 加盟国は原における男女平等を達成させるべく，専門的上級職

子力分野の STEM 職でより多くのそして多様な女への女性の応募を増やす特別措置を 2020 年５月に性が活躍することを目標に掲げている．

採択している．その措置とは，例えば，応募要項のNEA が 2021 年にジェンダーバランスの改善支

職務説明ではジェンダーに中立的な言葉を用いる，援を目的としてアンケート調査（32 か国の原子力採用面接に女性の出席を増やす，応募を促す戦略的部門で働く女性や 17 カ国の 96 の原子力関連組織のかつ的を絞った働きかけを行う等，女性候補者が応女性 8,000 人が対象）を実施したところ，原子力分

募し，選考過程で競争力を発揮できるようにとられ野の，特に STEM 職では女性の割合が低く職位がたものである．他にも加盟国への働きかけ，専門的上がると更に低いこと，給与データなどの主要な指経験を持つ様々な地域の 1000 人以上の女性への応標において女性と男性とで格差があること，が確認

募の奨励，SNS の活用，国際的・科学的な求人サイされた．

トへの掲載などの具体的なアクションに取り組んでNEA では各国の政府高官や産業界，研究機関，

きた結果，2021 年６月１日までの２年間における学界の専門家からなるタスクグループを結成してお専門上級職の女性比率は過去最高の 35.0% にまで達り，タスクグループはこの調査結果を踏まえた実践

した（IAEA，2021）．

的で国際的な政策を 2022 年中に提言する予定である（NEA，2022）．

また 2020 年３月には原子力分野における女性の数を増やすことを目的に，マリー・キュリー博士

また NEA は，原子力分野におけるジェンダーバ

の名を冠した助成金制度 “Marie Skłodowska-Curie

ランスの推進と女性リーダー育成のため，STEM

Fellowship Programme”（MSCFP） を 設 立 し た．

キャリアに関心のある女子学生や若手専門家を国内

MSCFP は二つの要素からなっており，一つは認定

外の先輩女性とつなぐメンタリングワークショップ

大学で原子力科学技術，原子力安全・セキュリティ，を行っている．2017 年以降，５カ国で 12 回のワー

核不拡散の研究を学ぶ修士課程の奨学金で，もう一クショップが開催され，日本でも “Joshikai” と称しつは12カ月以内の IAEA での有給のインターンシッ

たワークショップが千葉や福島等で 2021 年までにプとなっている．毎年 100 名程度の学生に奨学金を５回，2022 年にも１回が予定されている．

授与し，将来，原子力の分野で国際的な活躍が期待

2.2

IAEA（国際原子力機関）

IAEA では，ジェンダー問題については 2000 年できる人材育成にも取り組んでいる．

2.3 W omeninNuclear（WiN）

代初期から問題意識を持ち，具体的に取り組んでい

WiN は， 原 子 力・ 放 射 線 利 用 の 分 野 で 働 く 女る．Carnino ら（2002）によると，2001 年７月１日

性の国際 NGO である．世界規模で活動する WiN-

当時，IAEA 事務局の女性職員は全体の 41.9% を占Global（WiN-G）は，近年，気候変動対策におけるめるものの，専門的上級職になると 17.6% に過ぎな

原子力の役割について発信するほか，ジェンダー

かった．そこで女性登用不足の根本的な原因を究明

バランスのための活動に力を入れている．例えば，

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 R-5

35 才以下の会員からなる WiN-GYoungGeneration
を 2021 年に設立し，若い世代の柔軟でダイナミッ
クな発想や SNS 発信力を原子力関連の職業への関心を高めることに活かしている．また，原子力関連の職業に関心を持っている学生やその職業に就いた

275

参
 考文献
内閣府男女共同参画局（2022）．女性活躍・男女共同参画の現状と課題．
日本原子力学会ダイバーシティ推進委員会（2021）．

若手に対しては，NEA や IAEA と連携してメンタ

会員数の推移．

リングイベントに参加し，先輩専門家として助言や〈http://www.aesj.or.jp/~gender/proposal.

指導を行っている．2022 年も５月に日本で開催した第 29 回 WiN-G 年次大会において，NEA とメンタ
リングワークショップを共催したところである．
WiN-Japan も WiN-G の支部として，2000 年の設

html〉（2022 年６月 15 日）．
NEA（2022）．NEA task group working on
improving gender balance in the nuclear
sector（2022.2.17）．

立より直接対話による草の根活動に取り組んでお〈…https://www.oecd-nea.org/jcms/pl_65886/

り，近年その対象は女子高生や大学生が中心となっ

nea-task-group-working-on-improving-ている．大学生との交流においては，原子力や放射…
gender-balance-in-the-nuclear-sector〉線利用の分野で働く会員が，幅広い職種があること（2022 年６月 15 日）．

やワークライフバランスの経験を紹介することで，A.Carnino, B.Young, S.Nemethyova（2002）．THE

女子学生だけでなく男子学生にも関心や理解を高め

GOAL OF GENDER BALANCE. IAEA

てもらうことに取り組んでいる．

BULLETIN,44-2,54-56.

3. 結
 びに
安全性の向上を含む原子力技術の持続的な発展には，人材の確保が不可欠なことは言うまでもな
い．そこには数もさることながら柔軟な発想や多様な視点が重要で，ジェンダーバランスに挑むことはその両者を叶えるための一つの方策である．各国際組織における取り組みの事例から学んだのは，ジェンダーバランスを達成するにはかなり具体的な施策やそれを推進する強いリーダーシップ，また粘り強さや根気も必要だということである．日本の原子力業界においては，例えば日本原子力学会のダイバーシティ推進委員会が同会の男女共同参画を含むダイ
バーシティ推進のための方針や施策を提言し活動しているが，身の回りを見渡すとジェンダーバランスの実現にはまだ程遠い．
INSS（原子力安全システム研究所）においては，研究員の WiN 活動や WiN-Japan の賛助組織としてのサポートなどを通して，業界のジェンダーバラン
ス状況に意識を持ちつつ，可能なものから研究テー
マ等に反映していければよいと考えている．

I A E A （ 2 0 2 1 ）． P e a s o n n e l  W o m e n  i n  t h eSecretariat.GOV/2021/38-GC（65）/19.

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-1

276

RELAP
の開発状況
RELAP の開発状況
The development status of RELAP
楠木
柳

＊1
＊2
＊1 柳 千裕（Chihiro
楠木 貴世志（TakayoshiKusunoki）
高木
俊弥（ToshiyaTakaki）
貴世志（Takayoshi
Kusunoki）＊1 高木 俊弥（Toshiya
Takaki）
Yanagi）＊2

千裕（ChihiroYanagi）＊1
藪下 幸久（YukihisaYabushita）＊3
安藤 伸裕（NobuhiroAndo）＊3＊3
藪下 幸久（Yukihisa Yabushita）
安藤 伸裕（Nobuhiro Ando）＊3

要約
許認可解析にも用いられている事故解析コード RELAP5-3D のバージョンアップ内容が解析に与える影響を把握することを目的とし、本研究は開始された．本研究では、RELAP5-3D のバージョンアップに伴う改良点の内容の精査検討を行い、主蒸気管破断（MSLB）事象やスクラム
失敗事象（ATWS）事象といった過去の解析経験を活用しながら、解析結果への影響を把握するとともに、当社の RELAP5-3D 解析基盤を整備した．本稿は、これまで実施してきた研究成果についてまとめたものである．
キーワード

RELAP，3D，バージョンアップ

Abstract This research was started with the aim of understanding the effects of the version upgrade of theaccident analysis code RELAP5-3D on the analysis results obtained. In this report, we summarize ourinvestigation of the contents of the version upgrade and our understanding of the effects on the analysis results
while utilizing past analysis experiences of the main steam line break (MSLB) event and the anticipatedtransient without scram (ATWS) event. Using this information, we prepare the analysis platform of RELAP53D.
Keywords

RELAP, 3D, version upgrade

1. はじめにの解析に国際的に広く利用され、実績も豊富である(1)．
RELAP5 の基礎方程式は、1 次元管路網モデルをベース

RELAP（The Reactor Excursion and Leak Analysis Program）とし、多次元流動領域に対しては 1 次元管路の組み合わせ

バージョン 5（RELAP5）コードは、規制や許認可、運転でモデル化しており、運動量の 3 次元ベクトル的取扱いは方法の評価解析に使用する目的で、また、原子力プラント

しない．但し、RELAP5-3D では、3 次元領域も使用でき、解析の基盤として、米国原子力規制委員会（NRC）により3 次元ベクトル的取扱いが可能である．気液熱非平衡 2 流開発された、加圧水型原子炉／沸騰水型原子炉体モデルについては、気相、液相に対して、それぞれ 3 つ（PWR/BWR）の冷却材喪失事故（LOCA）事象、過渡事の保存則（エネルギー保存、質量保存、運動量保存）を適

象の解析を行うコードである．RELAP5 は汎用性の高いコ用している．気液相間の相互作用は、流動様式マップに基ードであり、原子炉冷却システムの過渡変動の計算に加えづくそれぞれの構成式が適用される．炉心核動特性モデルて、水、蒸気、非凝縮性ガス、または溶質を含む混相流をは 1 点炉近似核動特性モデルを採用している．一方、対象とした広範囲の熱流動解析に適用できる．米国エネル

RELAP5-3D では、3 次元炉心核動特性モデルも利用可能

ギー省（DOE）の支援により、機能が拡張され、アイダホである．

国立研究所（INL）によって RELAP5-3D が開発された．

これまで、当研究所では RELAP5 コードによる解析結RELAP5-3D は RELAP5 の MOD3 バージョンの後継コー果の妥当性確認を実施してきた．経済協力開発機構

ドであり、RELAP5/MOD3 をベースに伝熱流動、核動特性（OECD）で実施された主蒸気管破断ベンチマーク解析をに関する 2 次元、3 次元解析が可能なように機能が拡張さ実施し、他の参加機関との比較を行い、他の参加機関の結れている．発電炉はもとより、多種多様なタイプの原子炉

果と同様な解析結果を得ることができた(2)．また、許認可＊１（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊ 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 関西電力（株）＊ 2 （株）
原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊３（株）シー・エス・エー・ジャパン＊ 3 （株）
シー・エス・エー・ジャパン

現関西電力（株）

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-1

277

解析にて使用されている解析手法と同等の精度を達成し、これまで当研究所では RELAP5-3D のバージョンアッ

COBRA-EN コードと米国電力研究所（EPRI）の限界熱流プに伴う改良点の内容の精査検討を行い、解析結果への影束相関式との組合せによる炉心健全性評価への適用性を響を及ぼす可能性のある改良点を抽出してきた（表 1）．

確認した ．その他に、炉心出力分布について実プラント

各改良点の検討結果の詳細については次章で説明を行う．

(3)の炉心設計で用いられている SIMULATE-3(K)コードとの比較検証を解析の都度実施したこと、実プラントの実測値

3. 検討結果（INOCRE 測定値）との比較検証を炉心モデル作成時に実施したこと、及び、定常設定を解析の都度実施することに

3.1 バージョン 2.3.6からから2.4.2からより、プラントデータに異常がないことを確認してきた．
これまで使用してきた事故解析コードである RELAP5-

3.1.1 臨界流モデル

3D のバージョンアップに伴う改良点の内容の精査検討を行い、これまで実施してきた許認可解析経験を活用しなバージョン 2.4.2 において、Henry-Fauske 臨界流モデル

がら、解析結果への影響を把握するとともに、解析基盤

が時間刻み幅（タイムステップサイズ）に依存しないようを整備してきた．

に改良された（修正 Henry-Fauske モデル）
．加えて、ジャンクション制御フラグ c が新設され、ジャンクション毎

2. RELAPにおいて抽出において抽出しにおいて抽出した改良点に臨界流モデルとして、Ransom Trapp モデル(4) (5)、または修正 Henry-Fauske モデルのいずれかを選択できるよう

RELAP5-3D は 1995 年以降、バージョンアップを繰り返し、現在の最新版はバージョン 4.4.2 である．

に改良された．
本研究において新バージョン（バージョン 2.4.2）で解析を実施し、ジャンクション制御フラグ c により、臨界流

表 1 バージョンアップに伴う改良点

バージョン
2.3.6から2.4.2

改良点

4.0.3から4.1.3



















4.1.3から4.2.1








2.4.2から4.0.3

臨界流モデル
熱構造材物性値
崩壊熱モデル
音速計算
粘性効果
温度一定での外挿の採用
質量エラーの詳細出力
Groeneveld CHF テーブル
2 次元熱伝導モデル
低速流れモデル
熱流束境界条件
ボロン追跡モデル
二相下降流モデル
エントレインメントモデル
臨界流モデル
熱伝達係数に対する乗数
被覆管変形モデルにおけるクロスフロー接続2005 Groeneveld CHF 相関式
丸め誤差低減オプション
ストリップ機能ストリップファイル
制御変数
体系移動問題を Ransom Trapp モデル、または修正 Henry-Fauske モデル
で解析できることを破断流量により確認した（図 1）．

図 1 破断流量

3.1.2 熱構造材物性値
バージョン 2.4.2 において、RELAP5-3D コードに組み込まれている熱構造材の物性値が軽水炉燃料の代表的なデータベースである MATPRO と一致するよう修正された．
本研究において、新バージョン（バージョン 2.4.2）のRELAP5-3D コードに組み込まれる熱構造材の物性値がMATPRO と一致していることを確認するとともに、解析を実施できることを燃料被覆管温度により確認した（図INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-1

278

2）
．

3.2.2 音速計算
バージョン 4.0.3 において、非凝縮性ガスが存在する時のジャンクション点での音速計算がボリュームでの音速計算手法と整合する計算方法に修正された．ちなみに、旧
計算手法はカード 1 のオプション 3 で利用できる．
本研究において新バージョン（バージョン 4.0.3）で解析を実施し、旧バージョン（バージョン 2.4.2）の非凝縮性ガスが存在する時のジャンクション音速が改良されていることを破断流音速により確認した（図 4）．

音速（Ver.4.0.3）
音速（Ver.2.4.2）

図 2 燃料被覆管温度

3.2 バージョン 2.4.2からから4.0.3から
3.2.1 崩壊熱モデル
米国規格協会／米国原子力学会（ANSI/ANS）の崩壊熱に関する標準が 2005 年に改訂された．この崩壊熱に関する標準の情報を RELAP5-3D に搭載するため、バージョン
4.0.3 でカード 30000002（核分裂生成物崩壊熱情報）が変更された．

図 4 破断流音速（非凝縮性ガス存在時の音速モデル）

本研究において、新バージョン（バージョン 4.0.3）に追加された 2005 年の ANSI/ANS 崩壊熱モデル、
又は 1979

3.2.3 粘性効果

年の ANS 崩壊熱モデルが選択可能であることを確認するとともに、それらのモデルが正常に機能することを崩壊
熱により確認した（図 3）．

バージョン 4.0.3 において、3 次元コンポーネント（MULTID コンポーネント）を使用することにより、いく
つかの乱流効果についてモデル化が可能となった．これは
カード 1 のオプション 31 により制御される．
本研究において、
RELAP5-3D コードの新バージョン（バージョン 4.0.3）の当該モデルの評価プログラム flux3d.f を調査し、コンポーネント内に蒸気が発生する場合には粘性項が計算されることを確認した．また、実機のスクラム失敗事象（ATWS）解析において、オプション 31 を指定した場合（粘性モデルを使用）としない場合（粘性モデルを不使用）を比較した結果、原子炉圧力容器内の圧力分布に差異が見られることを炉心部圧力により確認した（表 2）．

図 3 崩壊熱INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-1279

表 2 炉心部圧力（時刻 500 秒）（一部抜粋）
粘性モデ 粘性モデル
r

θ

z

偏差

ル使用

不使用

(MPa)

(MPa)

(MPa)

1

1

12

15.4248

15.4295-0.004712

1215.4247

15.4294-0.00471

3

1215.4248

15.4294-0.00461

4

12

15.4249

15.4295-0.00461

5

1215.4249

15.4295-0.00461

6

12

15.4248

15.4294-0.00461

7

1215.4248

15.4294-0.00461

8

1215.4248

15.4295-0.00472

1

1215.4260

15.4306-0.00462

2

1215.4257

15.4304-0.00472

3

1215.4258

15.4304-0.00462

4

1215.4260

15.4306-0.00462

51215.4261

15.4307-0.00462

61215.4258

15.4305-0.00472

71215.4258

15.4305-0.00472

81215.4260

15.4306-0.00463

1

12

15.4264

15.4310-0.00463

2

1215.4260

15.4307-0.00473

3

1215.4261

15.4307-0.00463

4

1215.4264

15.4310-0.0046

本研究において新バージョン（バージョン 4.0.3）で解

3

5

12

15.4266

15.4312-0.0046

析を実施し、各種質量エラーのマイナエディットが正常に

3

6

12

15.426215.4308-0.0046

機能することを破断ボリュームの質量エラーにより確認

3

7

12

15.426215.4308-0.0046した（図 6）．なお、図 6 では気相、ホウ素及び非凝縮性

3

8

12

15.4264

15.4310-0.0046

図 5 系全体の積算質量エラー（液相密度評価モデル）

3.2.5 質量エラーの詳細出力バージョン 4.0.3 で各種質量エラーの出力指定（Minor
Edits）に以下が追加された．


総量（液相＋気相）



液相



気相（非凝縮含む）



非凝縮性ガス

ホウ素

ガスの質量エラーが一致しており（質量エラーは 0）、質
量エラー総量が液相の質量エラーと一致している．

3.2.4 温度一定での外挿の採用
圧力一定として不適切な液相密度の外挿をすることで質量エラーが発生する．そのため、バージョン 4.0.3 から
温度一定で液相密度を外挿する方法が追加された．この方法はカード 1 のオプション 71 で利用できる．
本研究において、圧力一定として液相密度の外挿計算を行っていた旧バージョン（バージョン 2.4.2）と比較して、新バージョン（バージョン 4.0.3）では温度一定で液相密度を外挿することによって、計算精度が向上していることを質量エラーにより確認した（図 5）．
図 6 破断ボリュームの質量エラー（エディット表示）

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-1

280

3.2.6 Groeneveld CHFテーブル
テーブル
RELAP5-3D の Groeneveld CHF 表に誤記があることが判明したため、バージョン 4.0.3 でこれらの誤記が修正された．
本研究において旧バージョン（バージョン 2.3.6）と新バージョン（バージョン 4.0.3）それぞれで解析を行い、旧バージョン（バージョン 2.3.6）の限界熱流束（CHF）が新バージョン（バージョン 4.0.3）で再現されていることを確認した（図 7）．なお、図 7 では両者に有意な差異は見
図 8 炉心温度られない．

3.2.8 低速流れモデル
運動方程式に対する現行の解法は低流速時には精度が良くない.特に現状のコードでは壁面摩擦力とユーザー入力の形状損失係数の計算において、Re 数が最小値 50 に制限されているため、この入力する損失係数によって求まる
圧力損失はジャンクション流速が0.01 m/sec に近づくに伴い精度が悪くなる.また、コードは水平管における低流速の場合に精度が悪くなると言うスピンアップ問題を回避するために、総圧力損失の絶対値を 0.00004 Pa に制限して、ユーザーが低流量の運動方程式のより精度が良い結果
図 7 限界熱流束（限界熱流束モデル）が得られるように改良された.今回のRe 数の最小値を0.01に設定する改良によって、形状損失圧損の計算で使用され3.2.7 2次元熱伝導モデル
次元熱伝導モデル

る最小流速は 1.0×10-8 m/sec となり、特に圧力損失の絶対値に対しては最小値を設定しない.このモデルはカード 1

これまで 1 次元熱伝導モデルのみであったが、バージョのオプション 29 で利用できる．

ン 4.0.3 から 2 次元熱伝導モデルが追加された．2 次元熱伝導モデルは再冠水モデルの一部であり、差分解法にはADI 法を使用している．ADI 法とは「交互方向陰解法」のことであり、
一次元熱伝導に対しては、
一般的にクランク・

表 3 水平管内の圧力損失（流入速度 0.0006m/s）
時刻

低速モデル

低速モデル

使用時

不使用時

偏差

ニコルソン法が適用されるが、それを時刻の進展時にｘ、

(s)

(Pa)

(Pa)

(Pa)

ｙの各方向について交互に差分解を求める方法である．2

0.0

0.0000000

0.0000000

0.0000000

次元熱伝導モデルでは、カード 1CCCG000 の W6 を 3 に

0.5

0.0164054

0.0158290

0.0005764

セットする．

1.0

0.0164052

0.0158288

0.0005764

本研究において新バージョン（バージョン 4.0.3）で解

1.5

0.0164052

0.0158288

0.0005764

析を実施し、2 次元熱伝導モデルを適応した場合としない

2.0

0.0164052

0.0158288

0.0005764

場合において、燃料被覆管温度に差異が見られ、特に 2 次

2.5

0.0164052

0.0158288

0.0005764

元伝導モデルを適応した場合には、早期のクエンチングが3.0

0.0164052

0.0158288

0.0005764

見られることを炉心温度により確認した（図 8）．

3.50.0164052

0.0158288

0.0005764

4.0

0.0164052

0.0158288

0.0005764

4.5

0.0164052

0.0158288

0.0005764

5.0

0.0164052

0.0158288

0.0005764

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-1

281

本研究において新バージョン（バージョン 4.0.3）で解析を実施し、カード 1 のオプション 29 を適用した場合とボリューム 30（Ver.4.0.3）
ボリューム 30（Ver.2.4.2）

適用しない場合において、低速流れにおける壁面摩擦係数、圧力損失に差異が見られることを水平管内の圧力損失により確認した（表 3）．

3.2.9 熱流束境界条件
バージョン 4.0.3 で制御系変数を熱流束境界条件とするモデル化が可能なように改良された．
カード 1CCCG501～
1CCCG599、1CCCG601～1CCCG699 の W3（入力データの 3 番目の変数）を 2xxxx とする．xxxx の値は、熱流束

図 10 ボロン密度

境界条件をモデル化する制御系変数に対応する 1~9999の値である．

3.2.11 二相下降流モデル

本研究において新バージョン（バージョン 4.0.3）で解析を実施し、蒸気発生器伝熱管の熱流束を一定と仮定した

RELAP5-3D に内蔵されている EPRI のドリフトフラッ

場合、過渡時の蒸気発生器伝熱管熱流束の挙動に変化が見クス相関式は、小径、中間径の管とロッドバンドルでの高られず、一定値のままであることを燃料棒の熱流束により質量束下降流（下降流の流量が高い流れ）ではスリップ比

確認した（図 9）．

（気液二相流における流路断面平均の気相速度と液相速度の比）を高めに予測する．この問題を解決するため、バージョン 4.0.3 から小径、中間径の管とロッドバンドルでの下降流の質量流束が 1,500 kg/(s・m2)を超える場合、EPRI
相関式は Zuber-Findlay(6)と Kataoka-Ishii(7)の相関式に置き換わるよう修正された．Zuber-Findlay と Kataoka-Ishii の相関式は既に大径管の高質量束下降流に適用されている．
本研究において新バージョン（バージョン 4.0.3）で解析を実施し、蒸気発生器ダウンカマ下部の流量流束、及び温度挙動を比較し、スリップ比が改良されていることを破断側ダウンカマの質量流束により確認した（図 11）．

図 9 燃料棒の熱流束

3.2.10 ボロン追跡モデル

274-01（Ver.2.4.2）
274-01（Ver.4.0.3）

Godunov のボロン追跡モデル（カード 1 のオプション
23 ）の間違いが見つかったため、バージョン 4.0.3 で修正された．
本研究において解析を実施し、旧バージョン（バージョン 2.4.2）では、1 次冷却材のボロン濃度に数値拡散が見られていたが、新バージョン（バージョン 4.0.3）で改良されていることをボロン密度により確認した（図 10）．
図 11 破断側ダウンカマの質量流束

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-1

282

3.2.12 エントレインメントモデル
上流ボリュームの質量流束が 3,000 kg/(s・m2)未満の場
合にエントレインメントモデルが適用される．これまで（バージョン 2.4.2）、このモデルは上流ボリュームと当該
ジャンクション両方の質量流束が 3,000 kg/(s・m2)未満の場合に適用されていたが、ジャンクション質量流束が3,000 kg/(s・m2)あたりで激しい振動が観測された．
本研究において解析を実施し、旧バージョン（バージョン 2.4.2）では質量流束、ボイド率に激しい振動がみられる解析ケースにおいて、新バージョン（バージョン 4.0.3）

図 13 破断流の質量流量（臨界流モデル）

では振動が解消されていることを質量流束により確認した（図 12）．

3.2.14 熱伝達係数に対する乗数


上流ボリューム質量流束（Ver.4.0.3）



上流ボリューム質量流束（Ver.2.4.2）

バージョン 4.0.3 から、熱伝達係数に対する乗数が強制
対流、層流域、自然対流のいずれの相関式に対してもユー
ザー入力が可能となった．これらの乗数は混合対流熱伝達のより精緻な表現を可能にする．
本研究において新バージョン（バージョン 4.0.3）で解析を実施し、熱伝達係数に対する乗数により伝熱量が適切に評価されていることを、蒸気発生器除熱量により確認した（図 14）．

図 12 上流ボリューム質量流束

3.2.13 臨界流モデル
バージョン 4.0.3 において Henry-Fauske の臨界流モデルが改良され、破断ジャンクションが入口に接続されているのか、出口に接続されているのかに係らず運動量フラック
ス（モーメンタムフラックス）項が正しく計算されるようになった．平衡クオリティ（乾き度）計算が変更され、クロスフロージャンクションが入口面に接続されているの

図 14 蒸気発生器除熱量

か、出口面に接続されているのかに計算値は依存しない．
そこで、バージョン 4.0.3 から破断ジャンクションが入口

3.3 バージョン 4.0.3からから4.1.3
から側に設置されても、出口側に設置されても、正しく臨界計
算が行えるよう修正された．

3.3.1 被覆管変形モデルにおけるクロスフロー接続

本研究において新バージョン（バージョン 4.0.3）で解析を実施し、破断ジャンクションが入口側に設置された場
合でも、出口側に設置された場合でも、正しく臨界計算が行えるよう修正されていることを破断流の質量流量により確認した（図 13）．

バージョン 4.0.3 以前は被覆管変形モデルにおけるクロスフロー接続を適用した解析において、被覆管変形に伴う幾何形状変化が正しく取り扱われていないことが分かった．そのため、バージョン 4.1.3 で被覆管変形モデルに

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-1

よるクロスフロー接続のモデル化機能が追加された．

283

を比較することにより確認した（図 16）．

本研究において、RELAP5-3D コードのソースファイルを調査することによって、新バージョン（バージョン 4.1.3）

3.3.3 丸め誤差低減オプション

では被覆管変形に伴う幾何形状変化の効果がそれらのロッド群に囲まれた流路面積の減少に反映されていることが確認された（図 15）．

バージョン 4.1.3 から、行列方程式を解く BPLU ソルバ
等に 4 倍精度浮動小数を追加して、丸め誤差を取り除くオ
プションが用意された．このオプションを使用すると丸め誤差は減少するが計算時間が大幅に増加する．これは、カード 1 オプション 63 でアクセスできる．
本研究において新バージョン（バージョン 4.1.3）で解析を実施し、カード 1 オプション 63 を指定する場合としない場合について、 CPU 時間、主要な炉内パラメータの挙動を比較することによって丸め誤差低減モデルが採用されていることを蒸気発生器圧力により確認した（図 17）．

図 15 流路面積

3.3.2 2005 Groeneveld CHF相関式
相関式
バージョン 4.1.3 から、2005 Groeneveld CHF 相関式は、
カード 1 オプション 53 を用いて有効化することができるよう修正された．
図 17 蒸気発生器圧力（丸め誤差）

3.3.4 ストリップ機能
バージョン 4.1.3 でユーザーはストリップ要求データカ
ード 1001 からカード 1999 のワード 2 にキーワード
all を使用し、プロットファイル特定の変数をすべて要求できるよう修正された（例えば、1001 mflowj all）．
本研究において新バージョン（バージョン 4.1.3）で解析を実施し、本機能が正しく機能することを、入力データで使用される htrnr（熱流束）、cntrlvar（制御系ブロック値）
図 16 限界熱流束についてそれぞれすべての熱構造体、制御ブロックの値が出力されていることにより確認した（図 18）．

本研究において新バージョン（バージョン 4.1.3）で解析を実施し、カード 1 オプション 53 を指定した場合としない場合を比較した結果、燃料棒の冷却状況は同等であるのに対して、限界熱流束（CHF）相関式の相違によるものと考えられる相違が見られることを確認した．これにより、CHF 相関式が変更されていることを限界熱流束の値

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-1

284

3.3.6 制御変数
バージョン 4.0.3 では制御変数 powerx（2 変数 X,Y について XY を定義する演算）, propint（PI 制御器を定義する演算）, delay（時間遅れを定義する演算）が正しく機能
していなかったため、バージョン 4.1.3 で修正された．
本研究において新バージョン（バージョン 4.1.3）で解析を実施し、powerx, propint, delay の制御変数が正しく機能することを確認した（図 20～図 22）．

図 18 ストリップファイル出力リスト（一部抜粋）

3.3.5 ストリップファイル
図 20 制御変数 powerx
バージョン 4.1.3 から、
ストリップファイルはカード 104
を介し CSV 形式で保存できるよう修正された．
本研究において新バージョン（バージョン 4.1.3）で解析を実施し、本機能が正しく機能することをストリップフ
ァイル出力リストにより確認した（図 19）．

図 21 制御変数 propint

図 19 ストリップファイル出力リスト
図 22 制御変数 delay

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-1

3.4 バージョン4.1.3からから4.2.1
バージョン
から



2 次元熱伝導モデル



低速流れモデル

熱流束境界条件



ボロン追跡モデル

バージョン 4.1.3 から、地震時に船舶、飛行機、宇宙船、



二相下降流モデルの改良

地上の原子炉などに発生する可能性のある移動問題をシ

エントレインメント

3.4.1 体系移動問題

ミュレートするための新しい機能が追加された．この新し

臨界流モデルの改良

い機能により、ユーザーは入力を通じ、参照ボリュームの

熱伝達係数に対する乗数

位置と並進変位によって暗示される原点を中心とした回

被覆管変形モデルにおけるクロスフロー接続

転を含む動きをシミュレートできる．過渡時の回転は、オ2005 Groeneveld CHF 相関式

イラー角と並進変位のテーブルとの組み合わせを使用し

丸め誤差低減オプションてシミュレートされる．



ストリップ機能本研究において、水平管内の 1 点を中心とした回転に

ストリップファイル

ついて新バージョン（バージョン 4.2.1）で解析を実施し、



制御変数

本機能を回転速度により確認した（図 23）．



体系移動問題285

今後も、RELAP5-3D のバージョンアップに伴う改良点が解析に与える影響を把握するとともに、その改良点の内容の精査検討を行う予定である．

引用文献(1) Idaho National Laboratory, “RELAP5-3D CodeManual”, INEEL-EXT-98-00834 (2013).
(2) 佐々木泰裕，長江尚史，RELAP5-3D コードを用いた主蒸気管ベンチマーク解析と結果の可視化，
図 23 回転速度

INSS JOURNAL Vol. 15 (2008).
(3) 川崎郁夫，吉田至孝，佐々木泰裕，COBRA-EN コ

4. おわりにード/EPRI 相関式の DNBR 計算信頼性評価，INSS
JOURNAL Vol. 18 (2011).

当研究所ではこれまで RELAP5-3D のバージョンアッ(4) V. H. Ransom and J. A. Trapp, “The RELAP5 Choked

プに伴う改良点の内容の精査検討を行い、解析結果への影

Flow Model and Application to a Large Scale Flow

響を及ぼす可能性のある以下の改良点を抽出し、検討を行

Test”, Proceedings of the ANS/ASME/NRC International

った．その結果、各モデルが正常に機能することを確認でTopical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-

きた．

Hydraulics, Saratoga Springs, New York, October 5-8(1980), pp. 799-819.
(5) J. A. Trapp and V. H. Ransom, “A Choked-Flow

臨界流モデルの改良

熱構造材物性値

Calculation Criterion for Nonhomogeneous,

崩壊熱モデルNonequilibrium, Two-Phase Flows”, International



音速計算

Journal of Multiphase Flow, Volume 8, Issue 6 (1982),



粘性効果

pp.669-681.



温度一定での外挿の採用



質量エラーの詳細出力

Concentrations in Two-Phase Flow Systems”, Journal of

Groeneveld CHF テーブル

Heat Transfer. 87 (1965), pp. 453-568.

(6) N. Zuber and J. Findlay, “Average Volumetric286

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-1(7) I. Kataoka and M. Ishii, “Drift Flux Model for Large
Diameter Pipe and New Correlation for Pool Void
Fraction”, International Journal of Heat Mass Transfer.
Volume 30, Issue 9 (1987), pp. 1927-1939.

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-2

287

実機取替材を活用した炭素鋼の長期供用影響の確認への取組み
実機取替材を活用した炭素鋼の長期供用影響の確認への取組み
Efforts to investigate long-term aging effect utilizing a harvested carbon steel material from a
Efforts to investigate long-term agingreplaced
effect utilizing
a harvested carbon steel material from acomponent
replaced component
金島 慶在（Yoshiari Kaneshima）＊1＊1
金島 慶在（Yoshiari
慶在（YoshiariKaneshima）
金島
Kaneshima）＊1＊1
山田 卓陽（Takuyo
卓陽（TakuyoYamada）
山田
Yamada）＊1＊1
山田 卓陽（Takuyo Yamada）

大厩 徹（Toru Oumaya）＊1
大厩徹（Toru
徹（ToruOumaya）
大厩
Oumaya）＊1＊1

＊1＊1
耕平（KoheiKokutani）
國谷國谷
耕平（Kohei
Kokutani）＊1 有岡 有岡孝司（KojiArioka）
孝司（Koji Arioka）＊1＊1＊1
國谷 耕平（Kohei Kokutani）
有岡 孝司（Koji Arioka）

要約
冷間加工炭素鋼に関するこれまでの研究成果として，高温大気中（270℃〜380℃）および要約
冷間加工炭素鋼に関するこれまでの研究成果として，
高温大気中（270℃〜380℃）および
高温水中（280℃〜360℃）における亀裂発生・進展挙動に及ぼすキャビティの役割が報告されてい高温水中（280℃〜360℃）における亀裂発生・進展挙動に及ぼすキャビティの役割が報告されている．本報告では，亀裂進展がキャビティ生成により引き起こされること，および，亀裂発生に及ぼる．本報告では，亀裂進展がキャビティ生成により引き起こされること，および，亀裂発生に及ぼすキャビティ生成の役割について解説した．また，実機取替材を活用した長期供用影響の確認とすキャビティ生成の役割について解説した．また，実機取替材を活用した長期供用影響の確認として，運転温度 186℃で約 134,512 時間使用された主給水系統の逆止弁と配管の溶接部を対象に，して，運転温度186℃で約 134,512SEM
時間使用された主給水系統の逆止弁と配管の溶接部を対象に，硬さが比較的高い粗粒域の粒界で観察を実施した．その結果，キャビティの存在は確認でき
硬さが比較的高い粗粒域の粒界で SEM 観察を実施した．その結果，キャビティの存在は確認できなかったことから，本報告の条件では，粒界割れの要因となるようなキャビティの発生や粒界へなかったことから，本報告の条件では，粒界割れの要因となるようなキャビティの発生や粒界への集積の可能性は極めて低いと考えられた．SCC 機構の検討や SCC 予測には，実機材料での知見の集積の可能性は極めて低いと考えられた．SCC機構の検討や SCC 予測には，実機材料での知見拡充や確認が有効であり，炭素鋼については，より高加工度，高温，水素の取込が考えられる部位
拡充や確認が有効であり，炭素鋼については，より高加工度，高温，水素の取込が考えられる部位
で長期間使用された実機取替材を活用した検討が望まれる．
で長期間使用された実機取替材を活用した検討が望まれる．
キーワード
キーワード

冷間加工炭素鋼, 高温水中応力腐食割れ, クリープ, キャビティ生成, 亀裂発生,
冷間加工炭素鋼, 高温水中応力腐食割れ, クリープ, キャビティ生成, 亀裂発生,
亀裂進展速度
亀裂進展速度Abstract As a result of research on cold-worked carbon steel, the role of cavities in crack generation and
Abstract
As a resultof research on air
cold-worked
carbonthe role of cavitiesin (280℃
crack generation
growthbehavior
in high-temperature(270℃ to 380℃) steel,and high-temperaturewater
to 360℃) andhas
growthbehavior
in explained
high-temperature
air growth(270℃ isto caused
380 ℃)byandhigh-temperature
water(280℃andto 360℃)
been
reported.
We
that crack
cavityformation also
explained
the rolehasofbeen reported.
Weinexplainedthat crack
is causedofbythecavityformation
alsoimpact
explained
andthethereplacedrole ofcavityformation
crack initiation.
As growtha confirmation
long-term
serviceusing
cavity equipment
formation material,in crack initiation.
As a confirmationof thelong-term
service impact
using thereplacedactualSEM observation
was performedat thegrain boundaries
in the coarse
grain
regionactual equipment
material,
SEM observation
performed
the checkgrain boundaries
in the coarse
wherethe hardness
is relatively
high, for thewas
weldedpart ofatthe
valve and pipingof thegrain
mainregion
waterwhere thehardnessis relatively
high, hours
for theatweldedpart oftemperature
the check valve
and pipingof thethe
main
water
supplysystemused forabout 134,512
an operatingof 186℃.
As a result,
existence
supplysystemusednot
for beabout
134,512 hours
at anconsidered
operating temperatureof 186℃.of
Ascavitya result,
the existenceof cavities
could
confirmed,
so it wasthat the possibility
generation
andof cavities could
not boundaries,
be confirmed,
so itwould
was cause
considered
the possibility
cavity generation
accumulation
at grainwhich
grain thatboundary
cracks, is ofextremely
low under andthisaccumulation
grain boundaries,
whichthewould
grain boundary
cracks, tois extremely
lowconfirm
under thiscondition. Foratstudying
and predicting
SCCcausemechanism,
it is effective
expand andthecondition. For
studying
and predicting
mechanism,
it is effective
to expandand confirm
theknowledgeof actualequipmentmaterials,theandSCCfor carbon
steel materials,
it is necessary
to consider
the SCCknowledge
actualmaterials,
and formaterial
carbon steel
is necessary
thewhere
SCC
mechanism of
using
theequipment
replaced actual
equipment
used materials,
for a longitterm
operationtoinconsider
the parts
mechanism
using the highreplacedactual equipment
materialuseda long term operation in the parts where
highercold working,temperature,and hydrogen
uptakeareforconsidered.
higher cold working, high temperature, and hydrogen uptake are considered.
Keywords
Keywords

Cold worked carbon steel, stress corrosion cracking in high temperature water, creep
Coldworkedcorrosioncrackinghigh temperature water, creep
formationof carbon
cavities,steel,crackstressinitiation,
crack
growth in
rateformation of cavities, crack initiation, crack growth rate

1. はじめに
1. はじめに実機プラントの取替材を用いた調査は，機器の劣化状
実機プラントの取替材を用いた調査は，機器の劣化状況が把握できるため，機器の補修や取替計画策定を考え況が把握できるため，機器の補修や取替計画策定を考えるうえで有用である．また，実機で長期間使用された材
るうえで有用である．また，実機で長期間使用された材料を分析することは，長期間供用後の材料の経年変化や料を分析することは，長期間供用後の材料の経年変化や劣化メカニズムを解明するうえで貴重なデータとなる．
劣化メカニズムを解明するうえで貴重なデータとなる．
INSSでは，これまで多くの材料研究に取り組んでおINSSでは，これまで多くの材料研究に取り組んでおり，ステンレス鋼やインコネル材など，主にPWR1次系
り，ステンレス鋼やインコネル材など，主にPWR1次系の主管系統に使用さる材料について，実験による材料劣の主管系統に使用さる材料について，実験による材料劣化メカニズムの解明や寿命予測の研究を行うとともに，化メカニズムの解明や寿命予測の研究を行うとともに，実機材を用いた研究や調査を数多く実施し，原因究明や実機材を用いた研究や調査を数多く実施し，原因究明や※１（株）原子力安全システム研究所
技術システム研究所＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所
技術システム研究所※１（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所(6)．
劣化メカニズムの解明や寿命予測に繋げてきた(1)～劣化メカニズムの解明や寿命予測に繋げてきた(1)～(6)．
一方，PWR2次系の系統部材に使用される材料につい
一方，PWR2次系の系統部材に使用される材料については，実験や実機材分析等による材料研究の例は少なては，実験や実機材分析等による材料研究の例は少な
く，例えば，PWR2次系の機器や配管に多く使用される
く，例えば，PWR2次系の機器や配管に多く使用される炭素鋼材料については，原子力プラント環境下における炭素鋼材料については，原子力プラント環境下における亀裂発生・進展に関する十分な検討例はなかった．
亀裂発生・進展に関する十分な検討例はなかった．
しかし近年，カナダの重水炉で強加工炭素鋼材におい
しかし近年，カナダの重水炉で強加工炭素鋼材において，これまでにない低温（310℃）での応力腐食割れて，これまでにない低温（310℃）での応力腐食割れ（Stress Corrosion Cracking, SCC）と低温クリープの発生（Stress
Corrosion Cracking, SCC）と低温クリープの発生(10)が報告され，これを契機に，有岡らは，炭素鋼に例(7)～(7)～(10)が報告され，これを契機に，有岡らは，炭素鋼に例
おける高温水中および大気中での亀裂進展挙動を調査しおける高温水中および大気中での亀裂進展挙動を調査し(15)．
報告した(11)～
報告した(11)～(15)．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-2288

ただし，これまでは，軽水炉プラントにおいては，炭ャビティ生成によること，および，亀裂発生挙動の調査と素鋼材料でSCCやクリープによるトラブルが発生したとして，亀裂発生に及ぼすキャビティ生成の役割を考察し報の報告例はなく，そのため，実機材を用いた分析調査は告してきた(11)～(15)．

行われてこなかったが，亀裂進展挙動を解明するうえ
で，実機材の調査を行うことは重要であると考え，取替

2.2 炭素鋼材料に関する研究成果
炭素鋼材料に関する研究成果

工事で出された実機材を入手し，その分析を行った．
本報告では，炭素鋼材料について，これまでに報告さ亀裂発生や進展に及ぼすキャビティ生成の役割についれている亀裂発生，進展挙動の研究成果を纏めるとともては，これまで，有岡らにより，CW 炭素鋼の静的負荷条に，メカニズムの確認のために実施された実機供用炭素件下における水素添加純水中での SCC 成長速度に関する

鋼材料における調査結果を報告し，実機取替材を活用し知見 (18)や，CW 炭素鋼（STPT42）や TT690 等について，

た長期供用影響の確認の必要性や有効性を述べる．

高温水中での粒界応力腐食割れ（IGSCC）の亀裂成長およびクリープ割れに対するキャビティ形成の役割の定量評

2. 炭素鋼材料の亀裂挙動に関する研究

価について報告されている(19)．
ここでは，CW 炭素鋼を用い，高温大気中および高温水

2.1 原子力分野における研究実績

中での亀裂進展と発生挙動を調べ，亀裂進展および亀裂発
生挙動に及ぼすキャビティ生成の役割を報告した結果に炭素鋼の高温水中でのSCC 発生および進展挙動に関す

ついて，以下主要事項を解説する(11)～(14)．

る報告は，BWR 環境での電位依存性および不純物（SO4，

まず，CW 炭素鋼を用いた亀裂進展試験結果および亀裂

Cl）の影響の報告例 はあるが，脱気環境下の検討例はな

進展挙動とその機構に関する基礎的検討として，CW 炭素

い．また，炭素鋼のクリープについては，400˚C 以上での鋼を用い，高温大気中（270℃〜380℃）および高温水中

報告がほとんどであり，それ以下の運転温度条件でのデー（280℃〜360℃）で，亀裂進展挙動を調べ，これらの亀裂

タは，英国の火力発電所にて冷間加工（Cold Work, CW）

進展がキャビティ生成により引き起こされることを以下を受けた炭素鋼が 360˚C で粒界クリープ割れが発生したのとおり報告した(11)(13) ．

報告例(17)がある程度である．

①20% および 30% CW 炭素鋼について，定荷重条件で，(16)

しかし，近年，カナダの加圧水型重水炉（Pressurized

280〜360˚C の範囲で溶存水素の有無に係わらず脱気純

Heavy Water Reactor, PHWR）で報告された事例では，通常水中でSCC が進展することを確認した．
また，
同様に，

運転温度は約 310℃，水質は脱気環境の炉心冷却系におい270〜380˚C の範囲の大気中でクリープ割れが進展するて，炭素鋼製の給水管の強い CW を受けた部位（70 度冷ことを確認した．さらに，青木らの研究(13)より引用した間曲げ部）で内面と外面から亀裂が確認されており，亀裂

図 1 に示すとおり，SCC もクリープ割れも温度の上昇の原因は SCC と低温クリープであるとされた．

(7)～(10)に伴い進展速度の増加傾向が確認され，SCC 進展速度

このように，CW を受けた炭素鋼で従来の想定よりも低はクリープ亀裂進展速度に比べて約 10 倍速かった．まい温度でSCC やクリープの割れが発生しており，
例えば，

た，これらの亀裂破面は SCC，クリープともによく似た

PWR プラントにおいては，蒸気発生器（Steam Generator,

粒界割れの様相を呈した．

SG）
出口炭素鋼配管の曲げ管部など約 280℃の運転温度で長期間使用された炭素鋼も存在し，プラントの長期運転に万全を期すためには，クリープや SCC の亀裂の発生や進展の核となる炭素鋼のキャビティ発生に関するより詳細な検討が必要である．さらには，PWR だけでなく PHWR
や BWR のような特に CW 材を使用したプラントにおける長期間運転後の配管や機器の信頼性評価のためにも，軽水炉環境における炭素鋼の亀裂発生に関する詳細な研究が望まれる．
これらを受けて，有岡らは CW 炭素鋼を用い，高温の水中および大気中での亀裂進展挙動を調査し，亀裂進展がキ

図 1 CW 炭素鋼の SCC およびクリープ亀裂進展試験の温度依存性(13)INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-2

289②SCC およびクリープの亀裂断面観察では，それぞれのその発生時間の温度依存性は，山田らの研究(14)より引

亀裂先端部付近の粒界上にキャビティが観察された．キ用した図3に示すとおり，単調なアレニウス型を示し，

ャビティは亀裂が進展するより前に空孔の濃縮によっ

カナダのPoint Lepreau発電所の実機データ（図中ではPtて生成し，これらが集合することで亀裂進展の核となっ

Lepreau）はその延長線上に位置した．見かけの活性化ていると考えられる．

エネルギーは約130kJ/molであった．

③青木らの研究 より引用した図 2 に示すとおり，SCC(13)およびクリープの各亀裂進展速度とキャビティ生成速度はともに同一の極めて高い相関を示した．このことから，それぞれの亀裂の進展速度が粒界上のキャビティ生
成速度に支配されていると考えられた．すなわち，CWされた炭素鋼のSCC やクリープ割れはキャビティの集積によって引き起こされると考えられた．

図 3 クリープおよび SCC 亀裂発生時間の温度依存性(14)③山田らの研究(14)より引用した図 4 に示すとおり，大気中，水中共にキャビティは亀裂発生の前に高応力の負荷された領域の粒界で観察された．これらのキャビティは複数の空孔が拡散・集積することにより生成したものと考えられる．即ち，亀裂発生の潜伏期間に，空孔は応力
図2 各亀裂進展速度とキャビティ生成速度の相関（炭素鋼，360℃) (13)④同じ温度では大気中より水中の方が 10 倍速くキャビティが生成された．また水中での試験片亀裂表面に多くの水素が取り込まれていたことを確認した．これらのことから，亀裂面で水の還元によって生じた水素が大量に勾配を駆動力として拡散・集積し，粒界にキャビティが生成する．その後，粒界の結合力を弱くさせるに十分な量のキャビティ生成により，亀裂発生に至る．このような過程が，CW を加えた炭素鋼の高温水中，および高温
大気中の亀裂発生メカニズムとして重要な役割を果た
しているものと考えられる．

吸収されたことで新たな空孔が生成し拡散速度が高められていることが示唆された．
次に，CW炭素鋼を用いて亀裂発生試験（先端部ブラントノッチ型0.5TCT 試験片）を高温大気中および高温水中で実施し，亀裂発生挙動を調べ，亀裂発生に及ぼす
キャビティ生成の役割を考察し，以下のとおり報告(12)(14)
した．
①360℃の水素添加純水中で，30％ CW 炭素鋼の定荷重条件のSCC発生が観察された．
②390〜450˚C の範囲の大気中で，20および30％ CW 炭
素鋼の定荷重条件のクリープ亀裂発生が観察された．

図 4 クリープ亀裂発生試験後の断面観察結果（その２）（20%CW 炭素鋼，40MPa・m1/2，大気中，360℃×8,033h）(14)

290

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-2

3. 実機取替材による炭素鋼材料の調査
実機取替材による炭素鋼材料の調査
SCC は，これまで試験のし易さからある程度の亀裂が存在する場合の亀裂進展速度測定をベースとした研究がなされてきた．しかし，SCC は材料表面が酸化等により0.1mm 程度の亀裂深さとなるまでは亀裂はゆっくりと進展し，それ以上になると定常的な進展に移行することが知られている．実機においては，材料が健全な状態から SCC
が定常的な進展開始するまでの期間（SCC 発生期）が材料により数年から数 10 年の範囲で異なり，この把握が，プラントの補修や取替計画策定の観点で重要である．
また，2項に示したとおり，実験による亀裂の発生・進展データは報告されているが，実機プラントの補修や取替計画策定を考える上では，取替などの機会に実機取替材を調査することは有効であり，さらに，実機で長期間

図 5 大型逆止弁の外観使用された材料をSCC機構の研究に用いることは，長期間供用後の材料のSCC特性を予測し，機構を確認するために不可欠である．PWRプラントにおいては，炭素鋼のSCCは，高温，曲げ管（強加工）の部位で発生の可能性があり，精度の高いSCC発生・進展予測が必要となると考えられる．そのため，例えば，SG出口炭素鋼配管の曲げ管部など約280℃の運転温度条件で長期間使用された炭素鋼材料の入手・分析が望ましいが，より条件が緩い場
合でも，その状態を確認することは重要である．
本報告では，亀裂の発生や進展の核となるキャビティ生成が生じる可能性がある，長期に供用された実機炭素鋼材料を入手し分析を行ったことから，その調査結果を示す．

3.1 調査要領
3.1.1 供試材

図 6 採取部材・2 次切断・金属組織と硬さ測定用試験片の外観

3.1.2 詳細観察位置
長期に供用された実機炭素鋼材料として，取替工事で廃材となった大型弁炭素鋼部材を入手し，亀裂の有無やキャビティの発生状況等について調査を行った．

これまでの研究実績により，炭素鋼のキャビティ生成については加工やひずみの影響を受けること，また，流れ加

入手した大型逆止弁の外観と系統図上の位置を図 5 に速型腐食（Flow Accelerated Corrosion, FAC）で取り込まれ示す．また，採取部材・2 次切断・金属組織と硬さ測定用

た水素による空孔導入が影響する可能性についても指摘

試験片の外観を図 6 に示す．当該弁は，主給水ラインの逆されている．このことから，内表面（水流面）に FAC の止弁で，重量 1.5 トン程度である．また，プラント稼働中痕跡があり，硬さが大きい配管側溶接部（図 6 の研磨後外は 2 次系水が通水されていた．同弁の使用条件は，温度が観の左側）の近傍について，キャビティ発生の状況を観察

約 186℃で使用時間（通水時間）は約 134,512 時間と推定することとした．

されている．

試験片の詳細観察位置を選定するに当たり，配管溶接部の板厚全域について溶接部の組織を観察した．図7に配INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-2291

管側溶接部近傍のデジタルマイクロスコープと電界放出
管側溶接部近傍のデジタルマイクロスコープと電界放出

接線から
接線から
1mm
1mm
離れた位置で，内面側から離れた位置で，内面側から
1 mm
1 mm
ピッチで
ピッチで

型走査電子顕微鏡（Field
型走査電子顕微鏡（Field
Emission
Emission
Scanning
Scanning
ElectronElectron

測定し外表面まで測定した．
測定し外表面まで測定した．
FE-SEM
FE-SEM
像における主な測定像における主な測定

Microscope,
Microscope,
FE-SEM）による低倍率での金属組織の観察
FE-SEM）による低倍率での金属組織の観察

ポイント
ポイント
（圧痕位置）（圧痕位置）と測定結果を図と測定結果を図8 に示す．
8 に示す．
以上の観以上の観写真を示す．断面には溶融線（溶接線）が見られ，母材
写真を示す．断面には溶融線（溶接線）が見られ，母材察結果を踏まえ，
察結果を踏まえ，
観察するポイントとして，観察するポイントとして，
キャビティ発キャビティ発側に溶接熱影響部（Heat
側に溶接熱影響部（Heat
Affected
Affected
Zone,
Zone,
HAZ）が観察されHAZ）が観察され生の可能性が考えられる硬さが大きい位置（図生の可能性が考えられる硬さが大きい位置（図
8 の第
8 の第
8, 8,

た．また，溶接線近傍では，粗粒域が観察された．
た．また，溶接線近傍では，粗粒域が観察された．

12,12,
15 圧痕）の近傍を詳細観察することとした．また，比15 圧痕）の近傍を詳細観察することとした．また，比一般に，炭素鋼の溶接では，HAZ
一般に，炭素鋼の溶接では，HAZのうち溶接線に沿っのうち溶接線に沿っ較として，内外表面近傍（図較として，内外表面近傍（図
8 の第
8 の第
1, 2,
1,23
2, 23
圧痕）および圧痕）およびて生成される粗粒域において硬さが大きくなることかて生成される粗粒域において硬さが大きくなることか

硬さが小さい位置（図
硬さが小さい位置（図
8 の第
8 の第
20 20
圧痕）の近傍についても圧痕）の近傍についてもら，この領域の硬さを測定することとした．硬さは，溶ら，この領域の硬さを測定することとした．硬さは，溶詳細観察を行うこととした．
詳細観察を行うこととした．

デジタルマイクロスコープによる観察
デジタルマイクロスコープによる観察

拡大範囲(a)拡大範囲(a)FE-SEM
FE-SEMによる観察による観察図 7図 7配管側
配管側
HAZ
HAZ
を含む金属組織を含む金属組織250 250

配管側HAZ
配管側HAZ 12 1215 15200 200

20 20

ビッカース硬さ HV1

ビッカース硬さ HV1

23 23

8 8

1 21 2150 150

100 100
溶接線から1mm
溶接線から1mm
配管配管
母材部平均値
母材部平均値

50 50

0

0
0 0

5

5

10 10
15 15
20 20
内面からの距離(mm)(mm)
内面からの距離

図8図8配管側HAZの主な硬さ測定位置と硬さ分布
配管側HAZの主な硬さ測定位置と硬さ分布

25 25

292

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-2

3.2 詳細観察
詳細観察

3.1.3 詳細観察要領
これまでの研究では，SCC およびクリープの亀裂断面

3.2.1 溶接 HAZ の組織観察では，それぞれの亀裂先端部付近の粒界上にキャビティが観察され，図 4 に示すようにキャビティは亀裂が進展

まず，選定した測定ポイントについて，FE-SEM によりするより前に，空孔の濃縮によって生成し，これらが集合

低倍率（倍率 x200）での観察を行い，硬さと金属組織の状することで亀裂進展の核となっていると考えられ，その大況について分析を行った．

きさは数 µm のものが報告されている．これを踏まえて，

図 9 に各測定ポイントでの FE-SEM による観察写真を

本報告では，FE-SEM により，低倍率（倍率 x200）にて，示す．まず，硬さが大きい第 8, 12, 15 圧痕は，粗粒域に存

溶接 HAZ の組織の変化状況を確認し，主に圧痕近傍の細在した．特に，第 12, 15 圧痕では，より粗大な粒形が観察

粒域，境界近傍，粗粒域を観察した．次に，粒界近傍を中された．また，硬さが大きい外表面の第 23 圧痕について

心に約 1µm 程度のキャビティが確認可能である倍率

も，粗粒域に圧痕が位置することが確認された．

（20,000 倍，一部 50,000 倍）まで観察を行った．

次に，内表面の第 1, 2 圧痕近傍では，明確な粗粒域は見られず，圧痕は細粒域近傍に位置しており，そのため，硬さが母材とほぼ同等であったと考えられた．また，第 20
圧痕も細粒域に位置しているため，硬さが母材とほぼ同等となっていた．なお，図 10 に示すように，この第 20 圧痕
近傍の一部では，溶接入熱による焼き戻しを受け，溶接線
近傍でも粗粒域となっていない領域が観察された．

第 1 圧痕第 2 圧痕第 8 圧痕

第 12 圧痕

第 15 圧痕

第 20 圧痕

第 23 圧痕

図 9 FE-SEM による観察写真（倍率 x200）

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-2293

図 10 第 20 圧痕近傍における溶接形状の影響による HAZ の性状分析

率 x50,000）した結果，「くぼみ」はエッチング等による

3.2.2 キャビティ観察

粒の欠損であることが確認された．
（図 11(b)）

次に，各測定ポイントにおいて，圧痕近傍の細粒域，境界近傍，粗粒域について代表位置を選定し，高倍率（～
x20,000，一部 x50,000））での FE-SEM 観察により，キャビティ発生の有無や性状の詳細観察を行った．観察結果の代表例として，第 12 圧痕と第 2 圧痕の観察結果を図 11 に示す．その結果，下記の観察結果が得られた．
➢粒界を拡大（倍率 x1,000，x5,000，x20,000）して観察した結果，各測定ポイントでも明確に判別できる大きさのキャビティは確認されなかった．
（図 11(a)）➢第 2 圧痕近傍に「くぼみ」が見られたため，拡大観察（倍なお，一部の圧痕近傍に介在物が散見されることから，エネルギー分散型 X 線分光法（Energy Dispersive X-ray
Spectroscopy, EDS）によりその元素分析を行った．図 12に第 8 圧痕近傍で確認された介在物の EDS 分析結果を示す．主な成分として S 及び Mn が検出され，介在物は MnSであることが推定された．これは，その形状が配管の圧延方向に延びていることも踏まえると，配管作成時に生成されたものであることが推測された．
以上より，本観察では，キャビティ発生の痕跡（約 1µm程度）は観察されなかった．

(a) 第 12 圧痕
図 11 FE-SEM による拡大観察結果

294

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-2(b) 第 2 圧痕
図 11 FE-SEM による拡大観察結果（Cont.）

図12 EDS分析結果（第8圧痕近傍介在物）

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-2295

3.3 観察結果
観察結果のまとめ
結果のまとめキャビティ生成の可能性がある実機材炭素鋼を対象とし，実機で長時間高温条件に晒された炭素鋼の状態変化の有無を確認した．
運転温度 186℃で約 134,512 時間使用された主給水系統
における逆止弁と配管の溶接部を対象として，溶接線から1 mm 離れた線に沿って硬さ測定した圧痕の近傍を SEM
観察によりキャビティ生成の有無を確認した．硬さが比較的高くなっていた粗粒域の粒界で 1 μm 程度のキャビティが識別可能な倍率(20,000 倍，一部 50,000 倍)で SEM 観察した結果，キャビティは確認されなかった．

3.4. 考察
これまでの研究や海外プラント等の実機での発生例等から推察すると，極めて微細な初期段階のキャビティの存在の可能性が無いとは言い切れない．そこで，本考察において，極微細なキャビティの存在の可能性について検証した．

3.4.1 亀裂発生時間
亀裂発生時間
まず，本供試材に亀裂が発生すると仮定した場合の発生時間について考察した。有岡，山田らの研究(11)～(14)により，CW 炭素鋼の亀裂発生試験（先端部ブラントノッ
チ型 0.5TCT 試験片）による SCC 発生およびクリープ亀裂発生挙動が検討されており，360℃の水素添加純水中
で，30％ CW 炭素鋼で定荷重条件の SCC 発生が観察され，390〜450˚C の範囲の大気中で，20%および 30% CW
炭素鋼の定荷重条件のクリープ亀裂発生が観察された．
その発生時間の温度依存性は，山田らの研究(14)より引用
した図 3 に示す通り，単調なアレニウス型を示し，加圧水型重水炉の 310℃近傍の実機データはその延長線上に位置した．
この図 3 を基に，グラフの外挿により，186℃での発生時間を算出した結果を図 13 に示す．これより，亀裂発生までの発生時間は，約 1.0×108（1 億）時間以上と算出され，亀裂発生には極めて長時間を有する可能性があることが示唆された．

図 13 クリープおよび SCC 亀裂発生時間の温度依存性(14)に基づく 186℃での発生時間の外挿

3.4.2 キャビティ寸法
次に，キャビティが発生していると仮定した場合の寸法について見積った。有岡，青木らの研究(11)(13)により，20%および 30% CW の炭素鋼を用いた水中 SCC 亀裂進展試験により，青木らの研究(13)より引用した図 1 に示すとおり，CW 炭素鋼の SCC 亀裂進展試験の温度依存性が示された．この図 1 を基に，グラフの外挿により，186℃での亀裂進展速度を算出した結果を図 14 に示す．この図14，および，同じく青木らの研究(13)より引用した図 15 のキャビティ寸法を基に，算出した亀裂進展速度をキャビ
ティ成長速度と仮定して 186℃でのキャビティ寸法を見積った．
〇まず，算定の元となるデータを以下のとおり設定した（青木らの研究(13)より引用）．
試験温度 340℃，試験時間 600 時間
亀裂（キャビティ）進展速度 約 1x10-6mm/s
キャビティ寸法 約 10µm
〇次に，本供試材について，キャビティ寸法の見積り条
件を以下のとおり仮定した．仮定に際しては，より安全側（亀裂の進展が大きくなる方向）となるような条件とした．
試験温度 186℃，運転時間 約 135,000 時間
亀裂（キャビティ）進展速度 約 1x10-10mm/s（外挿値は極めて小さいためグラフ最小値とした）〇以上の条件を基に，186℃でのキャビティ寸法を以下のとおり見積った．

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-2

296

キャビティ進展速度は，340℃の進展速度に対して3.4.3 その他の影響因子

約 1/10,000（計算式：1x10-6÷1x10-10）
キャビティの成長は，約 225 倍（計算式：135,000 時間÷600 時間）
よって，同程度の加工度と応力を仮定した場合，本供さらなる検討として，キャビティ生成に及ぼす影響が考えられるその他の因子について考察した。
（１）供試材の CW
本供試材は CW されておらず，その溶接 HAZ の硬試材で想定されるキャビティ寸法は，約 225nm

さは，図 16 に示すとおり，最大でも 20%CW 材より（計算式：約 10µm ×約 1/10,000 ×約 225 倍）も低く，硬さの観点でも，実験室的にキャビティ発生の確認されている 20%CW 材よりも感受性は小さいもこの結果，想定される最大のキャビティ寸法は約のと考えられた．

225nm と見積った．ただし，実際の観察ではキャビティは250

観察されなかったことから，この見積りは一次スクリーニ

STPT420 CW30% 220

ビッカース硬さ HV1

ング的な数値であることが示唆された．

200

STPT420 CW20% 196

150

配管母材部平均 144.8
STPT420 CW0% 141

100

50

0
0

5

10
15
内面からの距離 (mm)2025

図 16 本供試材（配管側 HAZ 部）と STPT42 配管 CW 材
（CW：0%，20%，30%）との硬さの比較
図 14 冷間加工炭素鋼の SCC ⻲裂進展試験の温度依存性(13)に基づく 186℃での SCC 進展速度の外挿（２）応力因子
一般的に大型実機材での溶接は多層溶接となり，
HAZ は複雑な温度履歴による部分的な焼き戻し効果
で，溶接熱影響に伴う細粒域，粗粒域への組織変化も複雑になり，HAZ の残留応力も複雑になる．さらに，炭素鋼の溶接部は，通常溶接後熱処理による残留応力緩和処置が実施されるため，キャビティ生成の促進要因である応力集中部を特定や，応力の程度を推定する
ことが困難であった．
（３）腐食に伴う水素の影響
本対象材料における，実際の水素取り込み量が不明
なため定量的な判断は難しいが，本材料は配管内面でFAC を生じており，その FAC に伴い水素が取り込まれることが想定された．その水素がキャビティ生成の促進因子として働く可能性があるが，今回の SEM 観察でキャビティが確認できなかったことから，水素による促進効果は影響しなかったものと推察される．

図 15 CW 炭素鋼の SCC の⻲裂先端近傍断面 SEM 像（30%CW 炭素鋼，水素添加純水，340℃，600 時間) (13)INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-2

3.4.4 考察結果と展望
考察結果と展望297

引用文献

使用温度が 186℃で，CW 等により加工歪の付与が想定（１）福谷耕司, 藤井克彦, 西岡弘雅, “中性子照射さされない場合は，粒界割れの要因となるようなキャビティ

れた SUS316 のミクロ組織変化,” INSS JOURNAL,の発生や粒界への集積の可能性は極めて低いと考えられ

Vol.12, (2005).

ることが示唆された．
今後の研究課題として，
SCC 機構検討や SCC 予測には，実機材料での知見拡充や確認が有効であり，長期供用機器の取替えやプラントの廃止措置による機器の解体の機会（２）福谷耕司, 西岡弘雅, 藤井克彦, 橘内裕寿, “中性子照射されたステンレス鋼の変形挙動,” INSSJOURNAL, Vol.13, (2006).
（３）西岡弘雅, 福谷耕司, 藤井克彦, 鳥丸忠彦,

をとらまえて，引き続き実機取替材を活用した検討が望ま“PWR において 73dpa まで照射されたステンレスれる．なお，炭素鋼 SCC 機構検討については，より高加鋼の IASCC 特性と機械的特性,” INSS JOURNAL,

工度，高温，水素の取込がキャビティ生成の促進因子と考えられるので，そのような部位で長期間使用された材料での評価が有効と考えられる．

Vol.14, (2007).
（４）福村卓也, 戸塚信夫, “原子炉容器上蓋管台部の 1
次冷却材漏洩経路等調査,” INSS JOURNAL, Vol.15,(2008).

4. まとめ（５）福谷耕司, 西岡弘雅, 藤井克彦, 橘内裕寿, “照射ステンレス鋼の IASCC 亀裂先端分析,” INSS

これまでに報告されている CW 炭素鋼における亀裂発
生・進展についての研究成果を解説するとともに，実機JOURNAL, Vol.15, (2008).
（６）山田卓陽, 藤井克彦, 青木政徳, 有岡孝司, “実取替材を活用した長期供用影響の確認への取組みとし

機供用 2 相ステンレス鋳鋼の熱時効評価,” INSSて，実機で長期間使用された炭素鋼材料の調査結果を報JOURNAL, Vol.19, (2012).

告し，その必要性や有効性を述べた．

（７）M. Wright, P. Poruks, S. Liu, “Role of Cold

〇運転温度 186℃で約 134,512 時間使用された主給水系統

Work in CANDU Feeder Cracking,” Proc. 2007

における逆止弁と配管の溶接部を対象として，硬さが比AECL/COG/EPRI Workshop on Cold Work in Iron-較的高くなっていた粗粒域の粒界で FE-SEM 観察した

and Nickel-Based Alloys Exposed to High

結果，キャビティは確認されなかった．

Temperature Water Environments, Toronto,〇考察の結果，キャビティの発生確率は極めて小さく，使Canada, (2007).

用温度が 186℃で，CW 等により加工歪の付与が想定さ（８）M. Wright, “Crack Initiation and Early

れない場合は，粒界割れの要因となるようなキャビティ

Stages of Crack Growth in CANDU Feederの発生や粒界への集積の可能性は極めて低いと考えら

Pipes,” The SCC Initiation Workshop, Beaune,

れることが示唆された．

France, (2008).

〇SCC 機構検討や SCC 予測には，実機材料での知見拡充（９）J. P. Slade and T. S. Gendron,”Flow

や確認が有効であり，今後も実機取替材を活用した検討

Accelerated Corrosion and Cracking of Carbonが望まれる．炭素鋼 SCC 機構検討については，より高Steel Piping in Primary Water - Operating

加工度，高温，水素の取込がキャビティ生成の促進因子

Experience at the Point Lepreau Generatingと考えられるので，そのような部位で長期間使用された

Station,” Proc. of 12th Int. Conf. on Env.

材料での評価が有効と考えられる．

Degra. of Materials in Nuclear Power SystemsWater Reactors, TMS, 2005, 773-782.

謝辞(10）J. P. Slade and T. S. Gendron, ”RiskReduction Strategies used to Manage Cracking

本調査を遂行するにあたり，関係された方々ならびにof Carbon Steel Primary Coolant Piping at the

本調査の遂行にご協力いただいた㈱原子力安全システム

Point Lepreau Generating Station,” Proc. of

研究所材料グループ村上公治氏の多大な協力があった．

12th Int. Conf. on Env. Degra. of Materials

この場を借りて謝意を表します．

in Nuclear Power Systems-Water Reactors, TMS,

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-2

298

2005, 785-794.
（11）K. Arioka, T Miyamoto, T. Yamada, T.
Terachi, ”Formation of Cavities Prior to
Crack Initiation and Growth on Cold-Worked
Carbon Steel in High-Temperature Water,”Corrosion, Vol. 66, No. 1, (2010).
（12）K. Arioka, T Miyamoto, T. Yamada and M.
Aoki, ”Role of Cavity Formation in Crack
Initiation of Cold-Worked Carbon Steel in
High-Temperature Water,” Corrosion, Vol. 69,
No. 5, pp.487-496, (2013).
（13）青木政徳, 山田卓陽, 宮本友樹, 有岡孝司, “冷間加工炭素鋼の高温水中応力腐食割れに及ぼすキャビティ生成の役割－その１：亀裂進展試験からの検討－,” INSS JOURNAL, Vol.20, (2013).
（14）山田卓陽, 青木政徳, 宮本友樹, 有岡孝司, “冷間加工炭素鋼の高温水中応力腐食割れに及ぼすキャビティ生成の役割－その２：亀裂発生試験からの検討－,” INSS JOURNAL, Vol.20, (2013).
（15）Masanori Aoki, Takuyo Yamada, Tomoki
Miyamoto, Koji Arioka , “Role of cavity
formation in SCC of cold worked carbon steel
in high-temperature water,” 第 60 回材料と環境討論会, (2013).
（16）S. Ritter and H.P. Seifert, “Stress
Corrosion Cracking Behavior of Low Alloy
Reactor Pressure Vessel Steels and of a Weld
Material under Simulated BWR Environment,”
Corrosion 2003, Paper No.03664, NACE (2003).
（17）D.J. Lees and M.J. Siverns, “Tolerance offlaws in pressurized components,”
Institution of Mechanical Engineers, (1978).
（18）Koji Arioka, Tomoki Miyamoto, Takuyo Yamada,and Takumi Terachi, “FORMATION OF CRACKEMBRYOS PRIOR TO CRACK GROWTH IN HIGHTEMPERATURE WATER,”14th Int. Conf. on
Environmental Degradation of Materials in
Nuclear Power Systems, (2009).
（19）Koji Arioka, Tomoki Miyamoto, Takuyo Yamada,and Takumi Terachi, ROLE OF CAVITY FORMATIONON CRACK GROWTH OF COLDWORKED CARBON STEEL,“TT 690 AND MA 600 IN HIGH TEMPERATURE
WATER,“ 15th International Conference on
Environmental Degradation, (2011).

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-3299

軽水炉炉内構造物用ステンレス鋼の軽水炉炉内構造物用ステンレス鋼の中性子照射データの整備用ステンレス鋼の中性子照射データの整備
Database on irradiation effects of stainless steels in light water reactors
耕司（KojiFukuya）
福谷福谷
耕司（Koji
Fukuya） ＊1＊1
克彦（KatsuhikoFujii）
藤井藤井克彦（Katsuhiko
Fujii）＊1

要約 軽水炉の炉内構造物に使用されているステンレス鋼は運転中に多量の中性子照射を受け，材料の性質が大きく変化する．変化する特性には，引張特性や破壊靭性のような機械的特性の変化，腐食や応力腐食割れへの感受性の変化，クリープ・応力緩和やスエリングのような形状や応力状態の変化があり，いずれも炉内構造物の構造健全性に強い影響をもつ．中性子照射の影響は累積的に増大するものが多いので長期運転における健全性を正確に評価するためには精度の高い特性予測が必要となる．中性子照射材の材料データは，軽水炉の取替部材や研究炉による照射試験により得られるが，強く放射化しているためホットセル内試験が必須であり長期の試験期間と多額の費用が必要となる．このため，国内外で実施されてきた試験研究の貴重なデータを収集し活用することが重要と考えられる．ここでは最近報告された照射ステンレス鋼の特性に関するデー
タベースを紹介するとともに，そのデータを用いて一部の材料特性の傾向式を検討した試みを紹
介する．
キーワード

炉内構造物，ステンレス鋼，中性子照射，機械的特性，応力腐食割れ，データベース

Abstract The material properties of stainless steels used in core structures of light water reactors are
significantly changed due to intense neutron irradiation during reactor operation. The changes in material
properties include mechanical properties such as tensile strength and fracture ductility, susceptibility tocorrosion and stress corrosion cracking, and stability of dimension and stress state due to creep, stressrelaxation and swelling. All these changes have strong influence to the integrity of reactor core structure. Thus
the precise estimation of long-term integrity needs reliable prediction of these material property changes since
the effect of neutron irradiation is accumulated with increasing neutron fluence. Property data on neutronirradiated materials have been obtained from retrieved components in power reactors and test reactor
irradiation while hot-cell experiments for such highly activated materials require long time and high cost.
Therefore, it is important to collect and use such valuable experimental data. This report introduces recent
database of material properties in irradiated stainless steels, and development of trend curves for some ofmaterial properties.
reactor core internal, stainless steel, neutron irradiation, material properties, database, trend curve

Keywords

1.

はじめに

策上の重要となっている．軽水炉の中性子照射量は運転年数に比例して，40 年を超えるとはじき出し損傷

軽水炉の炉内構造物に使用されているステンレス

量 dpa 単位で PWR では最大 100dpa 程度，BWR では最

鋼は運転中に多量の中性子照射を受け，材料原子のは

大 10dpa 程度に達する．中性子照射の影響は累積的にじき出しによる点欠陥の形成，点欠陥の拡散と集合体

増大するので，長期運転における健全性を正確に評価形成によるミクロ組織・組成の変化の過程を経て，材するためには高照射量まで精度良い予測が必要とな料の巨視的な性質が大きく変化する．その変化として，る．特性予測は中性子照射量に対する変化の傾向を表

強度増加・延性低下や破壊靭性の低下のような機械的

すモデル式を照射材のデータに当てはめる方法が一

特性の変化，腐食や応力腐食割れの感受性の増大，ク

般的であるので，データの量と質が予測の信頼性に強リープ・応力緩和やスエリングのような形状や応力状

く関係する．

(1)(2)．こうした変化は割れ発生

中性子照射材の材料特性データは，軽水炉そのものの可能性の増加や破壊抵抗性の低下などにより炉内の取替部材や廃棄材の試験，研究炉による照射試験に構造物の構造健全性に影響をもち，軽水炉高経年化対より得られているが，これらは強く放射化しているた態の変化の進行がある＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所技術システム研究所
技術システム研究所※１（株）原子力安全システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-3300

めホットセル内試験が必須であり長期の試験期間と要となる特性で，機械的特性（引張特性，硬さ，破壊

多額の費用が必要となる．長期運転で懸念される劣化靭性），IASCC 特性（IASCC 感受性，IASCC 発生，IASCC

現象のひとつである照射誘起応力腐食割れ（IASCC,進展），応力緩和・クリープ・スエリングである．ま

Irradiation assisted stress corrosion cracking）

た，これらの材料特性の変化を引き起こす原因となるへの対応のため，原子力安全基盤機構の IASCC プロジ

ミクロ特性（ミクロ組織，粒界偏析）についても対象

ェクトのような大規模な試験研究が国や民間によりとなっている．

行われてきており多くの報告がなされている(3)～(6)．

最近ではスペインの PWR 廃炉の炉内構造物を対象と2.2

データの収集した国際的なプロジェクト研究も行われており，データが報告されつつある(7)．報告されたデータを収集整収集されたデータは，軽水炉実機からの取出材のデ理して，中性子照射に伴う材料特性の変化についてのータ，熱中性子型研究炉による照射材のデータである．

傾向式や予測式も作成されている．米国では産業界の後者では，軽水炉温度である約300ºC付近で照射されEPRI（Electric Power Research Institute）や原子た材料に対して，室温から軽水炉温度の範囲で実施さ力規制委員会 NRC が委託する ANL（Argonne National

れた照射後試験により得られたデータが対象である．

Laboratory）が，引張特性，破壊靭性，IASCC の発生

高速炉の照射データは軽水炉対象の研究で照射温度(8)(9)と進展などの傾向式を報告している．日本国内では日本機械学会の維持規格や原子力安全推進協会の炉内構造物等点検ガイドラインに材料特性の変化式(10)(11)と試験温度がいずれも400ºC以下のもののみが対象となっている．
上記の材料と条件範囲に基づいて，公開されている．

文献等から数値データが明示されているデータに限

新しい知見やデータを取り入れて適宜データベース

定して収集されている．特に国内で実施された国のプやデータが示され健全性評価に使われているの更新や傾向式を見直ししていくことが重要となっロジェクトや民間の共同研究等についてはほとんどている．

のデータが集められている．

世界的に研究炉の廃止が進んでいることなども影収集されたデータは利用対象を考慮してPWRとBWR

響して新規のデータを得るための大規模な照射試験に分けて特性ごとにデータシートに整理されている．

は最近では減少しており，知識基盤を維持継承するた

このPWRとBWRの区分は，文献の研究対象と目的，試験めには貴重なデータを散逸させることなく収集して材を取り出した炉型，照射温度と試験温度（BWRは主

おくこと，最新の知見に基づいてそれらのデータからとして288ºC，PWRは300ºC以上も含む）などの情報に新たな知識を得ることが必要と考えられる．

基づいて行なわれている．データシートに格納された

この解説では，最近整備された照射ステンレス鋼の項目は，共通項目としての材料情報（鋼種，組成，熱材料特性に関するデータベース (12)～(14) を紹介すると処理，機械加工，形状等）と照射情報（照射炉，照射ともに，そのデータに基づいた傾向式の検討の結果(15)量，照射速度，照射温度等），各特性に応じた試験条～(18)

件（試験片形状，試験方法，試験温度等）と特性デー

JAEA に原子力安全システム研究所が協力して行った

タとなっている．

を紹介する．この検討は日本原子力研究開発機構

ものである．

2.3

データベース

2. データベース
データベースに格納されたデータは，収集の基準に2.1 対象材料と特性合っているものの中から，さらに照射条件や試験方法・条件の記載，データ処理方法等に基づいて選別さ対象とされたステンレス鋼の鋼種は炉内構造物にれている．例えば，照射温度等の重要な情報がないデ使用されているオーステナイト系ステンレス鋼304，

ータや，試験時間が十分ではない亀裂進展速度データ

304L，316，316L，原子力用316で，母材と溶接熱影響などは除外されている．軽水炉炉内から取り出した試部HAZ，溶金も含んでいる．NbやTiを添加した安定化

験材のデータは貴重であるのですべてデータベース

ステンレス鋼である347と321は国内では炉内にほとに取り入れられている．重要なデータを漏れなく収集

んど使用されていないので対象外となっている．

することやデータ選択の判断基準を議論するために，対象とされた特性は炉内構造物の健全性評価に必国内で照射ステンレス鋼にかかわる 20 人程度の技術

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-3

者と研究者が集まる場を設けて議論されている．

301

速度が 10-6/s 以上のデータについて，溶体化処理材とこうして収集され整理されたデータベースは，2018

冷間加工材，304 系と系と 316 系，通常炭素と低炭素で材系，通常炭素と低炭素で材

年の時点のものが JAEA-Review として PWR と BWR で料を分類して照射量に対してプロットして比較した．

別々に公開されている(13)(14)．データベースは利用の傾向式の検討には飽和形の照射量依存性を表す関数

しやすさを考慮して EXCEL で作成されており，JAEA-

形として次式を用いて，最小二乗法でフィッティング

Review ではその項目の一部が抽出されている．

を行った(15)(17)．

JAEA-Reviewに収集整理されたデータ数を表1に示(12)．最もデータが充実しているのはPWR，BWRともにす

機械的特性の基本となる引張特性である．他の特性は

ここで，YY は耐力，引張強さ，一様伸びまたは全伸び，

PWRとBWRの炉内構造物の形状と経年劣化評価の対象

A,B,C は定数であり，A は初期値，A+B は飽和レベルとなる部位と必要データの違いを反映して充実度がとなる．照射量ははじき出し損傷量 dpa
dpa を用いた．表異なっている．PWRではバッフルフォーマボルト（316

2 は PWR と BWR のデータベースから得られた傾向式の冷間加工材）のIASCC破損が重要な経年劣化現象であ係数を示す．結果の例を図 1 と図 2 に示す(15)．
係数を示す．結果の例を図り，IASCC発生および応力源評価のためのスエリング

図 1 は PWR のデーベースによる冷間加工 316
図（CW316）とクリープのデータが多く報告されている．BWRではの耐力のデータと傾向線を示す．ばらつきは大きいが，ばらつきは大きいが，シュラウド等（304と316溶体化材）のIASCCき裂の大約 20dpa で 950MPa
約950MPa に飽和する傾向となっている．図

きさが重要であり，IASCC感受性・進展，破壊靭性，応2 は BWR のデータベースによる通常炭素量の溶体化

力緩和のデータが多く報告されている．また，PWRと304/316 のデータと傾向線（実線）を示す．点線は低BWRを問わずIASCCのメカニズムに関連するミクロ組

炭素の 304L/316L もあわせた傾向線であり，通常炭素
炭素の
通常炭素

織（転位ループやキャビティの平均サイズと数密度）

材は飽和する照射量がやや小さい傾向があることがや粒界偏析（Cr, Ni, Si等の粒界濃度と粒内との差）わかる．このような耐力に見られる違いは，引張強さ，のデータが多く報告されている．

一様伸び，全伸びでも同様にみられている．
また，構造物の評価には応力歪関係を表す構成式が

表 1 収集したデータのデータ数(12)必要であるが，Swift 式をベースに耐力と引張強さから応力歪関係を決定する手法を提案し，図ら応力歪関係を決定する手法を提案し，
図 3 のように
データベース内の応力歪関係のデータを良好に再現できることも確認している(15)．図 3 は溶体化 316L の例であり，図中の黒線は公称の応力歪関係，赤線は黒例であり，図中の黒線は公称の応力歪関係，赤線は黒線から計算した真応力真歪関係，緑線は提案した手法
線から計算した真応力真歪関係，緑線は提案した手法
による真応力真歪の関係である．

3. データの傾向分析作成されたデータベースのデータを用いて，材料特性の照射量依存性について材料組成や照射条件・試験
条件の違いを検討した．また，データ量が十分な特性については傾向式を検討した(15)～(18)．

3.1

引張特性

引張特性は機械的性質の基本となる特性であり多くのデータが報告されている．ここでは，耐力，引張強さ，一様伸び，破断伸びに関して，照射温度と試験
温度が 300℃付近（280～350℃）で引張試験のひずみ

図1
図
1 PWR
PWR データの冷間加工
データの冷間加工 316
316 のデータと傾向線のデータと傾向線(15)302

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-3

表 2 引張特性の傾向式の係数(17)YS:耐力，UTS:引張強さ，UE:一様伸び，TE:全伸び，sd:標準偏差，n:データ数

図 2 BWR データの溶体化 304/316 のデータと傾向線(17)図 3 溶体化 316L の応力歪関係データと予測線(17)INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-3

3.2

破壊靭性

303

試験で調べられ，水質条件や応力・歪のレベルをパラメータとして破断の有無や破断時間のデータが報告

破壊靭性値は亀裂のある構造物の健全性評価に必されている．ここでは，PWR 一次系模擬水中(温度 290

要であることから，シュラウド等の厚板構造物をもつ～340℃)における冷間加工 316 ステンレス鋼の定荷BWR 条件の溶体化 304/316 系のデータが比較的多い．

重 SCC 試験のデータから発生のしきい応力を検討しここでは，破壊試験として高い信頼性が期待できるた(15)．

1/4T 以上の CT 試験片と 3 点曲げ試験片を用いた溶体

従来の IASCC 発生しきい応力の検討では，応力と照化ステンレス鋼(304/304L，316/316L)のデータで傾向

射量のマップにプロットしたデータにおいて IASCC(16)．JIC または JQ の照射データを対象が発生したデータを包絡するように下限線を設定すとし，288℃付近で試験された破壊靭性値 69 点を抽出

るが，ここではより明確にしきい応力を定義する方法

した．破壊靭性値 J は引張特性に似た飽和型の照射量を用いた．その方法は，多数の定荷重 SCC 試験データ依存性を示すことから，傾向式は同様な関数形とした．

の中から，照射量と試験条件がほぼ同じで応力レベル式を検討した(16)

図 4 はデータベースの全データと傾向線を示す．

が異なり破断ありと破断なしがセットとなる 28 組 56

10dpa 程度でほぼ飽和する傾向式が得られている．デ点のデータを抽出し，それらのデータに応力レベルのータのばらつきは大きいが，その原因とひとつと考え

照射量依存性を表す関数をフィッティングすることられる材料の圧延方向と亀裂進展方向の関係（図中凡

で発生しきい応力の傾向式を決める方法である．関数

例の TL と LT）を考慮した検討結果も行い，影響が見形として引張特性と同様の飽和形の関数をもちいた．

られることを確認した．構造健全性の評価では破壊靭

図 5 はそれにより得られたしきい応力（SIA）の傾向

性の傾向線はデータをすべて包絡するように安全側線とデータベース内のすべての定荷重 SCC 試験デー(10)に設定されることがあるが，材料の清浄度や試験条

タを示す．データは破断あり(中実)と破断なし(中空)件によるばらつきが大きい特性であり，データの質をで区別されており，傾向線(実線)と傾向線から標準偏考慮した検討が今後重要と考えられる．

差(sd)を差し引いた下限線(破線)を示す．標準偏差を差し引いた下限線(破線)が全ての破断ありのデータを包絡しており，既存のデータベースに対して適切な傾向線が設定できることが示された．

図 4 溶体化 304/316 の破壊靭性データと傾向線(16)3.3

IASCC発生発生PWR においてはバッフルフォーマボルトの IASCC 破損評価のために必要な IASCC 発生のデータが多く報告されており，IASCC が発生するしきい応力の照射量依存性が重要とされる．IASCC 発生はリング型や引張型の試験片に一定の応力や歪を負荷して保持する SCC

図 5 PWR 条件の冷間加工 316 の IASCC 発生応力データと発生しきい応力の傾向線(15)INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-3

304

3.4

IASCC進展進展に変化することから対数に変換してフィッティング
を行った．

IASCC の進展については BWR のシュラウド等の健全

図 6 は通常水質（NWC）条件下での亀裂進展速度につ性評価のために必要な亀裂進展速度の試験データがいて得られた傾向線と傾向線を得るのに使用したデ多く報告されている．IASCC 進展データは BWR 炉心をータを示す．
亀裂進展速度は照射量約 4dpa で飽和し，模擬した高温高圧水中で CT 型試験片などに対して亀K 値の増加とともに飽和レベルが大きくなる傾向とな

裂長さをポテンシャルドロップ法でオンラインで測っている．使用したデータの照射量と K 値への依存性定する手法で行われる．また，JMTR や Halden 炉などをほぼ再現できる傾向式が得られている．

の研究炉の炉心内で試験したデータも多く報告されている．進展速度データの質に関しては，高温水中での予亀裂の導入方法，平面歪の状態，荷重負荷モード
や試験時間などの試験手法の妥当性のみならず，進展速度の計算には亀裂の進展方向，分岐状態，進展面内の均一性などの評価が必要である．照射材の亀裂進展
速度の傾向式では，腐食電位等の水質，応力拡大係数，
照射量がパラメータとなり，上記の様々な条件を十分考慮したデータの選択が必要となる．
ここでは，1/4T 以上の CT 試験片を用いた溶体化ス
テンレス鋼(304/304L，316/316L)の亀裂進展速度デー
タのうち，生データ（亀裂長さの時間変化データ，破面観察データ等）に遡って精査可能な文献値を対象として傾向式を検討した(16)(18)．国内の JMTR 照射材とBWR 照射材を用いた照射後試験（炉外試験）によるデータ 84 点が抽出された．その内訳は，通常水質(NWC)
模擬条件 54 点，水素注入水質(HWC)模擬条件 30 点であった．亀裂進展速度 da/dt の傾向式は，進展速度が

図 6 BWR 通常水質条件での溶体化 304/316 の
IASCC 進展速度データと傾向線(16)10-12～10-8 m/s の範囲で変化することから，進展速度の対数値の飽和傾向と応力拡大係数 K 値の指数の照4. まとめ

射量依存性を考慮して次の式を用いた．
本解説では最近報告された炉内構造物用ステンレ
da/dt =

ス鋼の中性子照射特性に関するデータベースを紹介するとともに，そのデータを用いて特性の傾向式を検討した例を紹介した．このような活動は，その時点までに得られているデータのみならず材料特性に対す

F は照射量(dpa)，A, B, C, は定数である．

る知識を集約したものであり，貴重なナレッジベース

各定数の決定は次のように行った．まず，データベを整備して今後に使える形で残すとともに，さらに次ースから照射量と水質条件が同じで K 値のみを変化に必要な試験研究を構想する上でも重要になると考させたデータセットを選び，それらのデータセット毎えられる．特に，中性子照射材のデータを得るためにに指数 n を算出して，得られた指数 n の照射量依存性は多大な予算と期間を必要とするためその重要性はを上記の n(F)でフィッティングとしてを決定し高いものと認識している．最近は廃炉となった軽水炉

た．未照射における K 値は日本機械学会 維持規格のから材料データを得る試験研究が各国で行われてお

亀裂進展式で使用されている K=2.25 を用いた．得らり，それらの貴重なデータと知識を活用するためにもれた K 値依存性指数 n(F)は，照射量とともに K=2.25

このような活動が今後も適宜継続されていくことがから減少し K=0.6 付近に飽和する傾向となっている．

期待される．

次に決定した n(F)を用いて，進展速度式の定数 A,B,C
を最小二乗法で決定した．その際は進展速度が広範囲

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-3

謝辞

305

steel,” Proc. of 19th International
Symposium on Environmental Degradation of

傾向式の検討では日本原子力研究開発機構の知見
康弘博士，笠原茂樹博士（現東大），塙悟史博士，三Materials in Nuclear Power System – Water
Reactor, ANS, 2019, p.1330.

菱重工業の藤本浩二博士，日本核燃料開発の越石正人(8) Materials Reliability Program: Development

博士に協力いただいた．また，研究会に参加いただいof a Material Constitutive Model forた方々からも貴重な意見をいただいた．ここに謝意を

Irradiated Austenitic Stainless steels

表する．

(MRP-135, Revision 2), September 2019,
EPRI.

引用文献

(9) O.K. Chopra, A.S. Rao, “A review ofirradiation effects on LWR core internal(1) 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.
(2) K. Fukuya, “Current understanding ofradiation induced degradation in lightwater reactor structural materials,” J.
Nucl. Sci. Tech., 50(2013)213.

materials – IASCC susceptibility and crack
growth rates of austenitic stainlesssteels,” J. Nucl. Mater., 409(2011)235.
(10) 日本機械学会「発電用原子力設備規格 維持規
格2012版」 JSME S NAI-2012, 平成25年3月(11) 一般社団法人原子力安全推進協会「PWR炉内構
造物点検評価ガイドライン[バッフルフォーマ(3) 独立行政法人原子力安全基盤機構 「平成20 年

ボルト](第3版)」 JANSI-VIP-23, 平成30年3月

度照射誘起応力腐食割れに関する報告書（09(12) 知見康弘，福谷耕司，笠原茂樹，藤井克彦，塙

基材報-0012）」平成21年9月等(4) (財)発電設備技術検査協会「プラント長寿命化技術開発（ステンレス鋼照射SCC試験(PWR)）」，平成9年3月等

悟史，軽水炉炉内構成材料の照射特性に関するデータ調査と傾向分析 (1) 全体概要，日本原子力学会2018年秋の大会，2C13.
(13) 笠原茂樹，福谷耕司，越石正人，藤井克彦，知(5) 例えば，S. Ooki, Y. Tanaka, K. Takamori, S.

見康弘，沸騰水型軽水炉炉内構造物用オーステ

Suzuki, S. Tanaka, Y. Saito, T. Nakamura,

ナイト系ステンレス鋼の照射データに関する文

T. Kato, K. Chatani, M. Kodama, “Study on

献調査とデータ集の作成（受託研究），JAEA-SCC growth behavior of BWR core shroud,”

Review 2018-012, Nov. 2018.

Proc. 12th Int. Conf. Environmental(14) 笠原茂樹，福谷耕司，藤本浩二，藤井克彦，知Degradation of Materials in Nuclear Power見康弘，加圧水型軽水炉炉内構造物用オーステ

System - Water Reactors, TMS, 2005.

ナイト系ステンレス鋼の照射データに関する文(6) 例えば，K. Fujimoto, T. Yonezawa, E. Wachi,

献調査とデータ集の作成（受託研究），JAEA-

Y. Yamaguchi, M. Nakano, R.P. Shogan, J.P.
Massoud, T.R. Mager “Effect of the

Review 2018-013, Jan. 2019.
(15) 福谷耕司，知見康弘，笠原茂樹，藤井克彦，藤accelerated irradiation and hydrogen/

本浩二，軽水炉炉内構成材料の照射特性に関す

helium gas on IASCC characteristics forるデータ調査と傾向分析 (2) 引張特性とIASCC

highly irradiated austenitic stainless

発生，日本原子力学会2018年秋の大会，2C14.

steels,” Proc. 12th Int. Conf.

(16) 笠原茂樹，福谷耕司，知見康弘，藤井克彦，越Environmental Degradation of Materials in

石正人，軽水炉炉内構成材料の照射特性に関す

Nuclear Power System - Water Reactors,

るデータ調査と傾向分析 (3) IASCC 亀裂進展

TMS, p.299, 2005.

と破壊靱性，日本原子力学会2018年秋の大会，(7) 例えば，A. Jessen, J. Stjarnsater, C.
Topbasi, P. Chou, “Specimen size effects

2C15.
(17) K. Fukuya, K. Fujii, Y. Chimi, K. Hata,

on the crack growth rate response of“Empirical equations for tensile

highly irradiated type 304 stainlessproperties and stress-strain curves of

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-3306

neutron irradiated stainless steels in LWR
conditions,” Proc. 19th Int. Conf. on
Environmental Degradation of Materials in
Nuclear Power Systems-Water Reactors, ANS,
(2019), p.523.
(18) S. Kasahara, Y. Chimi, K. Hata, K. Fukuya,
K. Fujii, “Empirical equations of crack
growth rates based on data fitting of
neutron irradiated stainless steel underhigh temperature water simulating boilingwater reactor core conditions,” Proc.
19th Int. Conf. on Environmental
Degradation of Materials in Nuclear Power
Systems-Water Reactors, ANS, (2019),
p.1345.

編

集

委

員

会

編集委員長

川

辰也（取締役社長・所長）

編 集 委 員



沼田
小泉
片岡

晋一（取締役・副所長）
潤二（社会システム研究所長）
勲（技術システム研究所長）





増井
嶋田
中村

和重（管理部長）
学（社会システム研究所
晶（技術システム研究所

副所長）
副所長）

編集委員会は論文を審査し掲載の可否を決定する．
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