ISSN 1 3 40- 4482

Vol. 30 2023

目

次

巻
F‑1

頭

言

コスト高はゴミを作る… …………………………………………………… 中村

論

政雄

1

文

社会システム研究所
SR‑1

原子力発電所に関わる出来事が職員に及ぼした影響について

…

-- 安全風土アンケート調査を通して -… …………………………………………… 福井
SR‑2

11

淳子

20

幹宏

31

2050 年カーボンニュートラル実現に関する人々の意識… …………………………………………… 夛田

SR‑5

司

リスクにフォーカスすることによって若年層の原子力発電利用態度は変わるか？
… …………………………………………… 北田

SR‑4

2

原子力産業従業員の安全風土評価における年齢差… ……………………………………………… 寺口

SR‑3

宏和

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 -… …………………………………………… 夛田
SR‑6

幹宏

48

意識調査で科学技術リテラシーをどのように尋ねるか？：

…

エネルギー問題・原子力発電をめぐる事実判断… …………………………………………… 藤田

智博

59

昌幸

70

技術システム研究所
NT‑1

熱疲労における亀甲状亀裂の発生要因と強度に及ぼす影響… …………………………………………… 釡谷

NT‑2

高低温水合流配管における疲労寿命評価法の検討

…

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

弘二

ほか

87

NT‑3

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

NT‑4

ほか

99

仁志

ほか

109

Ni 基合金溶接部の SCC 割れ面の可視化… …………………………………… 石田

NT‑5

克彦

TT690 合金冷間加工材の高温クリープ試験における

…

粒界キャビティ分布と応力分布の関係の評価… ……………………………………… 大厩󠄃
NT‑6

ほか	

117

電子顕微鏡とアトムプローブによる中性子照射ステンレス鋼の粒界偏析の評価… …………………………………… 三浦

NT‑7

徹

照光

ほか

126

亜鉛注入した PWR1 次系環境水中における

…

TT690 材の腐食挙動に及ぼす溶存水素濃度の影響… …………………………………… 金島
NT‑8

慶在

ほか

138

悠希

ほか

147

… …………………………………………… 田中

秀夫

155

郁夫

ほか

165

俊弥

ほか

171

高調波法による A6061 アルミニウム合金中の微細粒子形成の評価… …………………………………… 前田

NT-9

海外トラブル分析から学ぶコンフィグレーション管理について

NT‑10 2022 年度 関西電力美浜発電所防災訓練シナリオに基づく解析… …………………………………… 川崎
NT‑11 フラッディング状態での鉛直管内流動特性への液粘性の影響… …………………………………… 高木
NT‑12 統計的安全評価における代替統計モデルの適用

…

（実機条件に対する不確かさ解析のベイズ推定）… …………………………………………… 木下

郁男

182

道雄

ほか

194

道雄

ほか

204

智教

ほか

214

NT‑13 上下端がラウンドの鉛直管における気液対向流の数値計算… …………………………………… 村瀬
NT‑14 自然対流における飽和蒸気と空気の混合気体からの壁面凝縮… …………………………………… 村瀬
NT‑15 GOTHIC コードによる平板への壁面凝縮実験の数値計算… …………………………………… 鈴木

総
RV‑1

説

オーステナイト系ステンレス鋼溶接熱影響部の高温水中 SCC 進展挙動

…

- これまでの研究状況と今後の課題 … …………………………………… 山田

資
R‑1

卓陽

ほか

222

料

働きがいのある会社で行われている取り組み…

：テキストマイニングによる分類の試み… ……………………………………………… 後藤
R‑2

学

231

和佳

ほか

237

… …………………………………………… 大磯

眞一

248

新型コロナウイルス感染対策緩和段階におけるテレワークの状況… …………………………………… 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（6）エネルギー・環境問題の視点を取り入れたデジタル教材の制作について（1）… ………………………………… 西野

R‑5

ほか

253

… ……………………………………………… 須山 健

257

米国の原子力発電所周辺地域の暴風雨等による被害状況調査

解
C‑1

加奈江

説

シビアアクシデント時の炉心燃料損傷，リロケーションに関する総合効果試験… …………………………………………… 西田

浩二

267

CONTENTS

Foreword
F‑1

High cost structure makes garbage………………………………………………………………………………… Masao Nakamura

1

ArticlesInstitute of Social Research
SR‑1

The Impact of Events Related to Nuclear Power Plants on Staff…

-- An Overview Based on Safety Climate Survey Responses -………………………………………………………………………………… Hirokazu Fukui.
SR‑2

Age Differences in Safety Climate Assessment of Nuclear Industry Employees……………………………………………………………………………… Tsukasa Teraguchi
SR‑3

2

11

“Does a Focus on Risks Change Young People's Attitude Towards …

Nuclear Power Generation?”…………………………………………………………………………………… Atsuko Kitada
SR‑4People's Attitudes toward Achieving Carbon Neutrality in 2050…………………………………………………………………………………… Mikihiro Tada
SR‑5

20

31

Risk Communication in Energy Issues…

-- What it means to show a willingness to thinking together -…………………………………………………………………………………… Mikihiro Tada
SR‑6

48

Measuring Science and Technology Literacy in Social Surveys:…

Evaluation of Factual Judgments about Energy Issues and Nuclear Power Generation………………………………………………………………………………… Tomohiro Fujita

59

Institute of Nuclear Technology
NT‑1

Causes of Evolution and Influence on Failure Strength of Thermal Crazing……………………………………………………………………………… Masayuki Kamaya
NT‑2

70

Fatigue Life Assessment for Variable Strain in a Mixing Tee …

by Use of Effective Strain Range……………………………………………………………………………… Koji Miyoshi et al.

87

NT‑3

Effect of Si on Solute Atom Clustering in Reactor Vessel Steels…………………………………………………………………………… Katsuhiko Fujii et al.
NT‑4Visualization of a Stress Corrosion Cracking in Ni Based Alloy Weldment……………………………………………………………………………… Hitoshi Ishida et al.
NT‑5

99

109

Evaluation of grain boundary cavity distribution of a creep tested cold worked …

Alloy 690TT specimen and its correlation with stress distribution of the specimen……………………………………………………………………………… Toru Oumaya et al.
NT‑6

117

Evaluation of Grain Boundary Segregation in Neutron-irradiated Stainless Steel …

by Electron Microscopy and Atom Probe Tomography………………………………………………………………………… Terumitsu Miura et al.
NT‑7

126

Influences of dissolved hydrogen on corrosion behavior of Alloy 690 TT…

in zinc-injected simulated PWR primary water condition……………………………………………………………………… Yoshiari Kaneshima et al.
NT‑8

138

Evaluation of the formation of fine particles in the 6061-aluminum alloy …

by the second harmonic measuring method……………………………………………………………………………… Yuuki Maeda et al.
NT‑9

147

Configuration Management Learning from Operation Experience Analysis…………………………………………………………………………………… Hideo Tanaka155

NT‑10 Analysis based on Mihama emergency exercise scenario …
of Kansai Electric Power Co., Inc. 2022…………………………………………………………………………… Ikuo Kawasaki et al.

165

NT‑11 Effects of Liquid Viscosity on Flow Characteristics in a Vertical Pipe …
under Flooding Conditions…………………………………………………………………………… Toshiya Takaki et al.

171

NT‑12 Application of Surrogate Models for Statistical Safety Evaluation…
（Bayesian inference for uncertainty analysis of PWRs）…………………………………………………………………………………… Ikuo Kinoshita

182

NT‑13 Numerical Simulation of Gas-Liquid Counter-Current Flow in a Vertical Pipe …
with Rounded Top and Bottom Ends…………………………………………………………………………… Michio Murase et al.

194

NT‑14 Wall Condensation from Saturated Steam-Air Mixture in Natural Convection…………………………………………………………………………… Michio Murase et al.

204

NT‑15 Numerical Simulation with the GOTHIC Code for a Wall Condensation Experiment …
Using a Flat Plate………………………………………………………………………… Tomonori Suzuki et al.

214

Review
RV‑1

SCC growth behavior in weld HAZ of austenitic stainless steels in a simulated …

PWR primary water - Current research status and future program …………………………………………………………………………… Takuyo Yamada et al.

222

Reference
R‑1

Actions to Make the Company a Great Place to work：Classification by Text Mining………………………………………………………………………………………Manabu Goto
R‑2

231

Status of Telework During the Mitigation Phase of …

COVID-19 Pandemic Infection Control………………………………………………………………………………Waka Hamano et al.
R‑3

237

Trends in Public Opinion Concerning Nuclear Power Generation …

in the United States and Europe after the Fukushima Daiichi Power Plant Accident（6）……………………………………………………………………………………… Shinichi Oiso
R‑4

248

The production of digital teaching materials incorporating …

the perspective of energy and environmental issues（1）……………………………………………………………………………… Kanae Nishino et al.
R‑5

253

Investigation of Damages by Deadly Weather Conditions to Areas of …

Surrounding NPPs in USA………………………………………………………………………………… Takeshi Suyama

257

Commentary
C‑1

Integral Effect Tests on Core Fuel Damage …

and Relocation under Severe Accident Conditions……………………………………………………………………………………… Koji Nishida267

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 F-1

1━━ 巻頭言 ━━コスト高はゴミを作る
High cost structure makes garbage
中村政雄（Masao Nakamura）＊1

原 子 力 復 活 の 潮 流 に 乗 っ て， 国 際 協 力 に よ る

放射性物質を埋めるのだから，念には念を入れ

次世代革新炉開発の動きが出ている．日本の原て安全性を確保するのだといえばそれまでだが，子力関係の研究所やメーカーも当然参加するこ度の過ぎた過剰防衛は非科学的だ．

とになる．日本には高温ガス炉，高速炉「常陽」，こ ん な こ と も あ っ た． 原 子 力 発 電 所 の 使 用 済「もんじゅ」など活用してもらいたい技術の蓄積がみ燃料輸送容器の検査データ改ざん事件である．

ある．この場合問題になりそうなのが技術のコス

実害はなかったが，電力業界が工事業者に必要以トである．どんなにすぐれた技術でもコストが高過ぎると国際的に通用する技術にならない．よく考えておく必要がある．
日本の原子力技術はコストが高い．たとえばデー
タは少し古いが，次のような事実がある．
原子力発電所から青森県六ケ所村に持ち込まれる低レベル放射性廃棄物の処分費用はフランスの８倍，英国の 13 倍高い．カローラとロールスロイ
スくらいの差がある．高い理由はいろいろあるが，この計算をした当時の人件費がフランスの 1.8 倍，
英国の 1.6 倍，土地が 7.1 倍．もっと大きいのは技術的仕様による相違である．廃棄物はピットを掘って埋めるが，同じ量を埋設するのに掘り出す土砂量が日本は英国の 18 倍，フランスの 21 倍．埋めるのに英国は現地の土を使うが，日本は輸入のベントナイトと土の混合物を使った．

上の精度を求めたことが原因で起きた．
遮蔽工事には米国原子力規制委員会（NRC）の承認を得た米国企業の技術が使われていた．その通りにやればすむ簡単な仕事だが，日本の電力会
社は工事会社にケタ違いの遮蔽材の成分精度を求めた．現場で工事をする技術者たちは，そのような精度は必要がないことを知っていたし，技術的に難しいので試験データを改ざんすることが日常化していた．
ものごとを複雑化し，必要以上に精度を上げる
ことが安全性の向上になるわけではない．必要のない数字を並べていい仕事をしているように見せかけるのは大間違いだ．
コストが高過ぎれば立派な技術も使われずゴミになる．あとで泣いてもゴミはゴミだ．

こ の よ う に な っ た 背 景 に は 規 制 の 差 が あ る．

ノーベル化学賞受賞の野依良治元理研理事長

日本は埋設後の放射線量限度が年間 0.01 ミリシー

は「科学技術に対して恣意的，非合理的な判断は，

ベルト（以下単位を略す），スイス 0.1，ドイツ 0.3，

技術開発にかかるコストの無意味な高騰を招き，フランス 0.25，スウェーデン 1.0．日本はとび抜け

直ちに国を衰退に導くことになる」と書いておらて厳しい．

れた（読売新聞 2002 年２月６日付）＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所 最高顧問
科学ジャーナリスト 元読売新聞論説委員
元東京工業大学大学院非常勤講師

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-1

2

原子力発電所に関わる出来事 が職員に及ぼした影響について―

安全風土アンケート調査を通して―

The Impact of Events Related to Nuclear Power Plants on Staff- An Overview Based on Safety Climate Survey Responses 福井

要約

宏和 (Hirokazu Fukui) *1

2003 年から 2021 年まで 3 年毎に全国の原子力発電所において安全風土のアンケート調査を実施してきた．その間，原子力発電所に関わる出来事が何件か発生している．例えば，東日本大震災（2011）による福島第一原子力発電所の事故などである．福島事故後，全原子力発電所は停止を余儀なくされたが，新規制基準の下で徐々に再稼働を果たしてきている．しかし，未だに再稼働に至っていな
い原子力発電所もある．アンケート調査は，これらの出来事の前後においても定期的に実施され，原子力発電所で働く職員の安全風土に対する認識が本調査のデータとして記録されている．安全風土の変化に影響を与えたと考えられる主な出来事である事故や規制の動向，原子力プラントの稼働状況などから概観すると，原子力発電所の安全風土は，規制側の動向に敏感に反応していることが分かる．また，事故よりもその後の業務負荷の増大が安全風土の向上を妨げていることも認められる．
キーワード

原子力発電所，出来事，安全風土，変化，アンケート調査

Abstract

Every three years from 2003 to 2021, a safety climate survey has been conducted at nuclear power

plants throughout Japan. During this period, several events related to nuclear power plants have occurred. One
example is the severe accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station that followed the Great East Japan
Earthquake and Tsunami (2011). After the accident, all nuclear power plants were forced to shut down, but somehave gradually been restarted under new regulatory standards. However, there are still many nuclear power plantsthat have not yet been restarted. Questionnaire surveys have been conducted periodically before and after these
events to record the perceptions of the safety climate of the personnel working at nuclear power plants as data forthis survey. An overview of the major events that may have influenced changes in safety climate, such as accidents,
regulatory trends, and nuclear plant operating conditions, shows that the safety climate at nuclear power plants issensitive to developments on the regulatory side. It is also recognized that the subsequent increase in workload,
rather than the 2011 accident, has hindered the improvement of safety climate.
Keywords

nuclear power plants, events, safety climate, changes, questionnaire survey

る．福島第一原子力発電所の事故後，全国の原子力発電

1．
．はじめに

所は停止を余儀なくされ，2012 年 5 月には全国の原子力発電プラント 50 基が全停止となっている．その後，2002 年以来，安全風土・安全文化に関するアンケー

事故の反省から新規制基準が導入され，新規制基準のト調査を全国の原子力発電所で実施してきた．アンケ

下で徐々に再稼働を果たしてきた．しかし，現時点で未ート調査は，2003 年から本格的に始まり，3 年毎に回だに再稼働に至っていない原子力発電所もある．本調を重ね，2021 年には第 7 回目の調査が実施された．

査は，これらの出来事の前後においても定期的に実施

その間に，世間の注目を集めた原子力発電に係る出来事が何件か発生している．例えば，東日本大震災（2011）による福島第一原子力発電所の事故などであ*1 （株）原子力安全システム研究所

社会システム研究所

され，原子力発電所の安全風土・安全文化に対する職員の思いが本調査のデータとして記録されている．
本調査は，当初，原子力安全システム研究所（INSS）

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-1

3が開発した安全風土のアンケート調査を基に始められいずれの年度においても 5 月から 9 月にかけて，ほた．その後，原子力安全推進協会（JANSI）の安全文化

とんどの原子力発電所で数週間の調査を実施している．

7 原則を取り入れ，最近では，国際原子力機関（IAEA）

調査は，調査回ごとに若干異なるが，80~100 項目のの安全文化の共通的モデルにも対応した調査内容に充安全風土・安全文化に関わる調査項目にリッカートの 5

実されてきた．

件法で回答してもらった．本論では，その内，第 1 回目

本調査の内容は，全体として調査回毎に変化してきから一度も内容を変えずに使っている 8 要因，32 項目ているが，最初の調査から一度も変更していない調査の評定変化に注目する．本文末に付表として評定変化

項目がある．それは，安全風土アンケート調査の調査項を調べる要因と調査項目を示す．

目である．安全風土アンケート調査では，安全風土の 5要因である「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」（福井，

3.2

ト ラブル件数2012）と，モラールの 3 要因である「仲間意識，」「意思疎通」，「精神衛生」（三隅，1992）を評定している．こ安全風土が良くなれば，トラブルの件数が減少し，悪れらの要因評定の変化に注目すれば，原子力発電所にくなれば，トラブルの件数が増加することが認められ関わる出来事が原子力発電所の職員にどのような影響ている（福井，2012）．そこで，安全風土の評定変化とを与えたのかを捉えることができるものと考えられる．

共に，トラブル件数の変化にも注目する．トラブル件数

ちなみに，安全風土とは，組織成員が直接的にあるいについては，原子力安全推進協会（JANSI）が運営しては間接的に知覚し，彼らを安全の配慮や安全行動へ導いる原子力施設情報公開ライブラリー（NUCIA）*2で，く一連の組織環境の測定可能な特性である（福井，

法令に基づき国への報告が必要となったトラブル情報

2014）
．

の件数を 2001 年度から 2021 年度まで調べ，原子力発電プラント一基当たり・年度ごとのトラブル件数を算
出した．

2．
．目的
原子力発電所に関わる出来事を振り返り，時々の安3.3

原 子力発電をめぐる出来事

全風土の評定変化にもっとも影響を与えた出来事を推原子力発電所の安全風土へ影響を与えたと考えられ定する．

る主なトラブル，規制の動向，原子力プラントの稼働状
況などを 2002 年から 2021 年にかけて調べ時系列でま

3．
．方法
3.1

とめた．そして，どのような出来事が原子力発電所の安全風土にどのように影響を与えたのかを考察した．

ア ンケート調査の概要

調査の実施時期，対象とした原子力発電所数，有効回

4．
．結果と考察答者数を以下に示す．
2002~2003 年度 9 箇所

第 2 回調査2006 年度

11 箇所

3955 名ト一基当たり年度ごとのトラブル件数の変化を図 2 に

第 3 回調査2009 年度

15 箇所

6887 名示す．図 2 においてオレンジ色の丸印でプロットした

第 4 回調査2012 年度

17 箇所

7485 名

年度は，アンケート調査の年度を示す．そして，原子力

第 5 回調査2015 年度

17 箇所

8371 名発電所をめぐる主な出来事については，表 1 に示す．

第 6 回調査2018 年度

17 箇所

8303 名調査年度ごとの変化について，以下時系列に沿って考第 7 回調査

2021 年度

17 箇所

8162 名察する．

*2 http://www.nucia.jp/index.html

2951 名8 要因の評定変化を図 1 に示す．また，原子力プラン

第 1 回調査

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-1

直属上司の姿勢

安全配慮⾏動
5

4

4

4

4

3

3

2

1

1

'03 '06 '09 '12 '15 '18 '21

評定値

5

評定値

5

2

3

2

1

'03 '06 '09 '12 '15 '18 '21

モラル

3

2

1

'03 '06 '09 '12 '15 '18 '21

仲間意識

意思疎通
5

4

4

4

4

2

3

2

1

1

'03 '06 '09 '12 '15 '18 '21

3

2

1

'03 '06 '09 '12 '15 '18 '21

図1

件数／基

評定値

5

評定値

5

3

'03 '06 '09 '12 '15 '18 '21

精神衛⽣

5

評定値

評定値

安全の職場内啓発

5

評定値

評定値

組織の安全姿勢

4

3

2'03 '06 '09 '12 '15 '18 '21

1'03 '06 '09 '12 '15 '18 '21

要因評定の変化

0.45

件に上昇しているが，その後低下

0.40

し，2006 年度には 2003 年度とほ

0.35

ぼ同数の 0.27 件となっている．一0.30

方，その間の出来事については，

0.25

2004 年 8 月に美浜発電所 3 号機

0.20の 2 次系配管破損事故が発生して0.15いる．この事故は，当該破損箇所

0.10が管理リストから欠落したまま

0.05

一度も点検されずに減肉が進行

図2

原子力発電所のトラブル件数

2021

2020

2019

2018

2017

2016

2015

2014

2013

2012

2011

2010

2009

2008

2007

2006

2005

2004

2003

2002

2001

0.00

し，内圧により破損した個所から噴出した高温の蒸気により，近くにいた作業者 11 名が死傷したという出来事である（関西電力株式

会社，2004）．この事故により「安全配慮行動」の評定

4.1

2 0 0 3 年 度 か ら 20 0 6 年 度が低下したものと考えられるが，詳細については，調査
項目単位で確認することにする．図 3 に調査項目ごとの評定変化を示す．評定値が低下した項目は，仕事量が要因評定の変化は，図 1 に示すようにほとんど認め多い時期でも安全確保を優先する（q62）や，現場に出られないが，「安全配慮行動」の評定値が若干低下して向いて注意を払う（q63）である．この結果から推定さいる．原子力プラント一基当たりのトラブル件数は，図れることは，この事故により安全最優先の重要性が認

2 に示すように 2003 年度 0.25 件から 2004 年度に 0.37

識されるが，現場の危険性も認知され，現場へ行くこと

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-1

表1
年

5

原子力発電所に関連する主な出来事

⽉

出

来

事

2002.8

⾃主点検記録不正問題（シュラウドのひび割れ）

2004.8

美浜発電所3号機

2007.8

保安規定に「安全⽂化醸成」条項追加（実⽤炉規則の改正）

2011.3

東⽇本⼤震災による福島第⼀原⼦⼒発電所事故

2011.5

浜岡原⼦⼒発電所が菅⾸相の停⽌要請により停⽌2011.7

政府が原⼦⼒発電所のストレステスト実施を発表

2012.5

全国の原⼦⼒発電所50基全停⽌

2012.7

⼤飯発電所3/4号機ストレステストにより安全確認・再起動

2012.9原⼦⼒規制委員会発⾜2013.7

新規制基準導⼊（原⼦炉等規制法の改正）

2013.7

安全⽂化醸成活動が品質マネジメントシステムの対象となる（品質管理技術基準規則の施⾏）

2013.9⼤飯発電所3/4号機

2014.9川内原⼦⼒発電所1/2号機

2次系配管破損事故

定期検査のため停⽌
新規制基準初適合

2015.8川内原⼦⼒発電所1号機

新規制基準の下で初の再稼働

2015.10

川内原⼦⼒発電所2号機

新規制基準の下で再稼働

2016.1

⾼浜発電所3号機

新規制基準の下で再稼働

2016.2

⾼浜発電所4号機

新規制基準の下で再稼働

2016.8

伊⽅原⼦⼒発電所3号機

2017.12

柏崎刈⽻原⼦⼒発電所6/7号機

2018.3

⼤飯発電所3号機

2018.3

⽞海原⼦⼒発電所3号機

2018.5

⼤飯発電所4号機

2018.6

⽞海原⼦⼒発電所4号機

2020.4

新検査制度導⼊（原⼦炉等規制法の改正、品質管理基準規則の施⾏）

2021.6

美浜発電所3号機

新規制基準の下で再稼働
新規制基準BWR初適合

新規制基準の下で再稼働
新規制基準の下で再稼働

新規制基準の下で再稼働
新規制基準の下で再稼働

新規制基準の下で再稼働への抵抗感，あるいは現場への入域制限などがあり，現場での確認が十分にできていないという評定になった

4.2

2 0 0 6 年 度 か ら 20 0 9 年 度ものと推測される．
図 1 に示すように「組織の安全姿勢」や「直属上司の姿勢」など，ほとんどの要因評定5

値が上昇している．原子力プラ

評定値

4

ント一基当たりのトラブル件数
は，図 2 に示すように 2007 年度

3と 2008 年度共に 0.4 件を超える

2

1までに上昇したが，2009 年度には 0.3 件に低下している．この'03 '06 '09 '12 '15 '18 '21 '03 '06 '09 '12 '15 '18 '21 '03 '06 '09 '12 '15 '18 '21 '03 '06 '09 '12 '15 '18 '21
q43

q48

図3
*

q62

安全配慮行動の項目評定＊33 実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

q63

間の主な出来事は，2007 年 8 月に実用炉規則*3の改正があり，保安規定* 4に安全文化を醸成すの実施方針など原子力発電所の保安のために必要な基本的な事項が記載されているもの。
＊*44 原子力発電所の運転の際に実施すべき事項や、従業員の保安教育
原子力発電所の運転の際に実施すべき事項や、従業員の保安教育の実施方針など原子力発電所の保安のために必要な基本的な事項が記載されているもの。

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-16るための体制と，経営責任者の積極的な関与の明記が想されるとして再稼働を許されている（首相官邸，

義務付けられたことである（中国電力株式会社，2007；2012）．

北陸電力株式会社，2007）．この規則の改正により，安福島第一原子力発電所の事故の甚大さと，その後に全風土・安全文化の組織的な醸成活動が活性化したも原子力発電プラントが徐々に停止し，再稼働ができなのと考えられる．原子力プラント一基当たりのトラブ

い状態は，図 1 に示すように将来への不安など「精神ル件数が，一旦 0.4 件を超えるまでに上昇していた状態

衛生」の低下として認められている．図 4 に q77（これから 0.3 件に低下していることからも，より良い安全風

からの人生あれこれと考えてみて「将来なんとなく不土・安全文化が醸成されたものと推定できる．

安だ」というような気がする（逆転項目））の評定変化を示す．しかし，このような逆境の中でも 2012 年度の

4.3

2 0 0 9 年 度 か ら 20 1 2 年 度

安全風土のほとんどの要因評定は，2009 年度に比べ更に上昇しているのである．福島第一原子力発電所の事
故後の反省から各原子力発電所は，非常用電源の強化

ここでも，図 1 に示すように「組織の安全姿勢」，「直や，原子炉格納容器の破損防止対策の強化，浸水防止対

属上司の姿勢」，「安全の職場内啓発」，「安全配慮行動」，

策の強化など大小様々な対策を積極的に取り組んだも「仲間意識」の評定値は更に上昇するが，「精神衛生」のと考えられる．折しもストレステストにより安全裕の評定値は低下する．また，原子力プラント一基当たり度が確認できれば再稼働が達成できるという可能性ものトラブル件数は，図 2 に示すように 2009 年度の 0.3あり，安全対策活動が活性化したものと考えられる．福件から年々減少し，2012 年度には 0.11 件に低下してい島第一原子力発電所の事故以来，原子力発電プラント

る．

が徐々に停止していくとは言え，トラブル件数の減少

その間の主な出来事は，2011 年 3 月に発生した東日
本大震災による福島第一原子力発電所の大事故がある．

からも安全風土・安全文化がより良い状態に推移したものと推定できる．

当時，1 号機から 3 号機まで運転中であったが，マグニ

5

チュード 9 の地震発生により緊急停止したものの，炉心冷却のための外部電源が喪失し，その後発生した津に炉心損傷に至ったものである（国会事故調，2012）．

評定値

波により非常用電源さえも失われ，炉心冷却ができず

432

この地震により女川原子力発電所，福島第二原子力発
電所，東海第二原子力発電所でも稼働中のプラントは

1

自動停止しているが，重大な損傷は免れている．
この事故をきっかけに，同年 5 月には，マグニチュ

'03

図4

ード 8 クラスの東海地震の発生もあり得るということ

'06

'09

'12

'15

'18

'21

将来不安（q77）の評定（逆転）変化

で，当時の菅総理の要請（首相官邸 a，2011）により浜岡原子力発電所が停止することになる．同年 7 月，政府は定期検査で停止中の原子力発電プラントを起動す

4.4

2 0 1 2 年 度 か ら 20 1 5 年 度る条件としてストレステスト*5を実施し，安全裕度を確認すると発表した（首相官邸 b，2011）．福島第一原子2015 年度の各要因評定は，図 1 に示すように 2012 年

力発電所の事故後も上記以外の全国の原子力プラント

度に比べほとんど変化がなく，若干低下傾向を示しては稼働していたが，定期検査のため徐々に計画停止し，いる．原子力プラント一基当たりのトラブル件数は，

2012 年 5 月には，再稼働ができないまま原子力発電プ

2012 年度の 0.11 件から 2015 年度 0.08 件に若干減少し

ラント 50 基すべてが停止状態に至った．しかし，同年ている．

7 月に，大飯発電所 3 号機と 4 号機だけがストレステス

この期間の出来事として，2012 年 9 月に原子力規制

トにより安全性が確認され，更に夏場の電力不足が予委員会が発足し，原子力発電プラントの再稼働へ向け*＊55 安全上重要な施設・機器等が設計上の想定を超える事象に対してどの程度の安全裕度を有するかの評価
安全上重要な施設・機器等が設計上の想定を超える事象に対してどの程度の安全裕度を有するかの評価

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-1

7た本格的な準備が進んだ時期と言える．2013 年 7 月の果として安全風土・安全文化の醸成活動が停滞するに

原子炉等規制法*6の改正によりシビアアクシデント対至ったものと推定できる．それは，要員確保（q10）や，

7

策* を義務化とするなどの新規制基準が導入され，新規規則遵守（q59）の評定変化からも余裕のない業務実態制基準に適合することが再稼働の条件となる（原子力を窺うことができる．図 5 に q10（業務を遂行する上で規制委員会，2016）．また，同時に品質管理技術基準規必要な要員が確保・配分されている）の評定変化，図 6

則* が施行され，安全文化醸成活動が品質マネジメントに q59（手間のかかる規則・ルールよりも容易な方法をシステム（QMS）* の対象となる．2013 年 9 月には，選択する場合がある（逆転項目））の評定変化を示す．

ストレステストにより一旦再稼働を許された大飯発電

尚，q10 については 2009 年度から調査を実施している．

89

所 3 号機と 4 号機は，定期検査のため停止し，原子力発電プラントのすべてが再び停止状態となった．しかし，2014 年 9 月に，川内原子力発電所 1 号機と 2 号機

4.5

2 0 1 5 年 度 か ら 20 1 8 年 度

が全国で初めて新規制基準に適合していると認可され，2015 年 8 月には，川内原子力発電所 1 号機が全国で初2018 年度の各要因評定も，図 1 に示すように 2015 年

めて新規制基準の下で再稼働を果たす（原子力安全推度に比べほとんど変化をしていない．若干上昇傾向が進協会，2021）．

認められるのは，「意思疎通」と「精神衛生」である．

各要因の評定は，2009 年度，2012 年度と連続してい原子力プラント一基当たりのトラブル件数は，図 2 にた上昇傾向が止まり，2015 年度には低下傾向に転じて示すように 2015 年度 0.08 件から 2018 年度 0.13 件に若いる．その原因として，新規制基準が施行されたことに干上昇している．

より再稼働のために実施すべきことが明確になったこ

この期間の出来事は，2015 年 8 月の川内原子力発電とから，再稼働早期実現のための業務負荷が集中し，結所 1 号機の再稼働を先駆けとして，原子力発電プラン
トが徐々に再稼働を達成していくことである．原子力

5プラントの再稼働の状況を図 7 に示す．しかし，再稼

評定値

4

働を達成した原子力プラントはまだ一部であり，多くの原子力発電所で業務負荷の高い状態が継続している

3ことが図 5 に示されている．そのため，安全風土・安全文化の醸成活動が停滞しがちとなり，安全風土の各要2
1

因の評定は 2015 年度とほとんど変わらなかったものと
'03

'06

'09

'12

'15

'18

'21

考えられる．
「精神衛生」の評定については，福島第一原子力発電所の事故以来 2012 年度，2015 年度と連続して低下して

図 5 要員確保（q10）の評定比較いたが，2018 年度に上昇に転じている．まだ一部であるが原子力プラントの再稼働の進展によって，図 4 に

5

12
10

プラント数

評定値

4
3
2
1

8
6
4
2
0

'03

'06

'09

'12

'15

'18

図 6 規則遵守（q59）の評定変化'21'11 '12 '13 '14 '15 '16 '17 '18 '19 '20 '21
再稼働数

図7

累積再稼働数福島第一事故以降の再稼働プラント数る品質管理の方法及びその検査のための組織の技術基準に関する規*則**9 保安活動の計画、実施、評価及び改善に関し、原子力事業者等が＊*88 実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の設計及び工事に係る品質管理の方法及びその検査のための組織の技術基準に関する規則
実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の設計及び工事に係
6＊6 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律
7＊7 炉心損傷、格納容器破損などの重大事故防止対策

自らの組織の管理監督を行うための仕組み＊9 保安活動の計画、実施、評価及び改善に関し、原子力事業者等が自らの組織の管理監督を行うための仕組み

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-18

示すように将来への不安感などが低下し，少なからず

2007 年 8 月に実用炉規則の改正があり，保安規定に希望が持てるようになってきたものと推定できる．

安全文化を醸成するための体制と，経営責任者の積極的な関与の明記が義務付けられたことから，安全風土・

4.6

2018 年度から 2021 年度

安全文化の組織的な醸成活動が活性化したものと考えられる．その為，2009 年度は，ほとんどの要因評定が上昇したものと推定された．

ここでは，図 1 に示すように「組織の安全姿勢」，「直2011 年 3 月に発生した東日本大震災による福島第一属上司の姿勢」，「安全の職場内啓発」の評定は上昇する

原子力発電所の事故により，原子力発電プラント 50 基が，他の要因評定はほとんど変化していない．原子力プ

すべてが停止状態に至った．しかし，事故後の反省から

ラント一基当たりのトラブル件数は，図 2 に示すよう

各原子力発電所は，非常用電源の強化や，原子炉格納容に 2018 年度 0.13 件から 2021 年度 0.09 件に低下してい器の破損防止対策の強化，浸水防止対策の強化など大る．

小様々な対策を積極的に取り組んだものと考えられる．

この期間の出来事は，2020 年 4 月の原子炉等規制法
10

折しもストレステストにより安全裕度が確認できればの改正および品質管理基準規則* の施行による新検査

再稼働が達成できるという可能性もあり，安全対策活制度の導入が挙げられる．規制当局の従来の検査は，事動が活性化したものと考えられる．その為，2012 年度

前に決められた項目について適否を確認するチェック

は，「精神衛生」の評定の低下が認められたものの，安リスト方式であり，事業者の検査対応部門を通じた図

全風土のほとんどの要因評定が上昇したものと推定さ面，記録の確認や現場巡視であったが，新検査制度は，れた．

検査官が「いつでも」，「どこでも」，「なんにでも」自由2012 年 9 月に原子力規制委員会が発足し，2013 年 7にチェックができる検査となった（原子力規制委員会，

月にシビアアクシデント対策を義務化とする新規制基2020）．これによって，普段からのありのままの安全へ

準が導入され，新規制基準に適合することが再稼働のの取り組み状況が評価されることとなり，原子力発電

条件となる．新規制基準が導入されたことにより再稼所の幹部や管理職の活動が活性化したものと推定でき働のために実施すべき対策が明確になったことから，る．しかし，他の要因評定が変わらないのは，原子力プ

再稼働早期実現のための業務負荷が集中し，結果としラントの再稼働が 2018 年度以降ほとんどなく，図 5 にて安全風土・安全文化の醸成活動が停滞するに至った

示すように多くの原子力発電所で再稼働のための業務ものと推定できる．その為，2015 年度の要因評定は，負荷の高い状態が継続し，結果として安全風土・安全文2009 年度，
2012 年度と連続していた上昇傾向が止まり，化の醸成活動を停滞させていることによるものと考え低下傾向に転じたものと推定された．

られる．

2015 年 8 月の川内原子力発電所 1 号機の再稼働を先駆けとして，原子力発電プラントが徐々に再稼働を達

5．
．まとめ

成していくが，再稼働を達成した原子力プラントはまだ一部であり，多くの原子力発電所で再稼働のための努力が続けられている．一方、まだ一部であるが原子力

2003 年度から本格的に始められた 3 年毎のアンケー
ト調査結果により以下の考察がされた．

プラントの再稼働によって，将来への不安感などが低
下し，少なからず希望が持てるようになってきたもの

2004 年 8 月に発生した美浜発電所 3 号機の 2 次系配と考えられる．その為，2018 年度は，「精神衛生」など

管破損事故により，安全最優先の重要性が認識されるの評定に上昇傾向が認められるものの，その他の要因

が，現場の危険性も認知され，現場へ行くことへの抵抗

評定はほとんど変わらなかったものと推定された．

感，あるいは現場への入域制限などがあり，現場での確2020 年 4 月の原子炉等規制法の改正により新検査制

認が十分にできていないという思いが 2003 年度から度が導入された．新検査制度では，検査官の意思で自由2006 年度にかけて「安全配慮行動」の評定の低下になにチェックできることになったことから，普段からのったものと推定された．

ありのままの取り組み状況が評価されることになり，*

10 原子力施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の基準に関する規則＊10
原子力施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の基準に関する規則

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-1

9

https://www.genanshin.jp/facility/

原子力発電所の幹部や管理職の活動が活性化したもの

適合性審査状況と推定できる．その為，2021 年度は，「組織の安全姿勢」，

map/（2022.12.16）「直属上司の姿勢」，「安全の職場内啓発」の評定は上昇

原子力規制委員会（2016）．

新規制基準

するが，原子力発電プラント再稼働が進展しないため，

https://www.nra.go.jp/activity/regulation/tekigousei.ht

他の要因評定はほとんど変化しなかったものと推定さ

ml（2023.05.30）
原子力規制委員会（2020）．原子力規制検査の概要

れた．
以上のように 2003 年度から 2021 年度までの安全風
土の変化を主な出来事から概観すると，原子力発電所の安全風土は，規制側の動向に敏感に反応しているこhttps://www2.nra.go.jp/activity/regulation/kiseikensa/
gaiyou.html（2023.04.13）
北陸電力株式会社（2007）．志賀原子力発電所原子炉施とが分かる．また，福島第一原子力発電所の事故よりも設保安規定変更の認可についてその後の業務負荷の増大が安全風土の向上を妨げていhttps://www.rikuden.co.jp/press/attach/07121301.pdf

る一つの要因として認められる．

(2023.5.16)

今後，原子力発電プラントの再稼働完全達成の実現や， IAEA (2020)．Harmonization of the Models of Safety Culture
新検査制度の定着が想定される．また，政府は，エネル（原子力安全推進協会（訳）（2020）安全文化の共ギー安定供給や脱炭素社会の実現のため，2022 年 12 月

通的モデル）に，原子炉の実質的 60 年超過運転や，次世代型原子炉

関西電力株式会社（2004）．美浜発電所 3 号機 2 次系配
https://www.kepco.co.jp/ir/の開発や建設を認める内容に原子力政策を転換した管破損事故について（首相官邸，2022）．これらが原子力発電所の安全風土

brief/jobfair/pdf/h161101_2.pdf（2023.05.30）にどのような影響がもたらされるのか興味深いところ

三隅二不二（1992）．リーダーシップ行動の科学（改訂

である．

版）

有斐閣．

首相官邸 a（2011）．菅内閣総理大臣記者会見
https://www.kantei.go.jp/jp/kan/statement/201105/

謝辞

06kaiken.html（2022.12.16）
首相官邸 b（2011）．我が国原子力発電所の安全性の確

本研究は，一般社団法人原子力安全推進協会（JANSI）とその会員のご協力のもとに実施できたものである．

認について

https://www.kantei.go.jp/saigai/pdf/

20110711anzensei_kakunin.pdf（2022.12.16）
首相官邸（2012）． 大飯原子力発電所 3，4 号機の再起

深く感謝申し上げます．

動について

https://www.kantei.go.jp/jp/headline/

genshiryoku.html（2022.12.16）

引用文献

首相官邸（2022）．内閣官房長官記者会見
https://www.kantei.go.jp/jp/tyoukanpress/202212/23_a

中国電力株式会社（2007）．島根原子力発電所原子炉施設保安規定変更の認可について

東京電力福島原子力発電所事故調査委員会（国会事故

https://www.energia.co.jp/atom/press07/p071213-1.pdf(2023.5.16)
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.

福井宏和（2014）．安全風土調査の充実に関する検討―
海外の安全文化の視点を参考として―.html（2023.5.26）

Journal of

the Institute of Nuclear Safety System, 21, 2-12.
原子力安全推進協会（2014）．JANSI の活動と安全文化
https://www.genanshin.jp/news/data/docu_20140422.p
df（2023.05.29）
原子力安全推進協会（2021）． 原子力施設新規制基準調）（2012）．国会事故調報告書

徳間書店

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-1

付表
要因

No.
q2

組織の安 q6
全姿勢

調査項⽬
安全に対する姿勢や取り組みを直属上司は認めてくれる
安全の取り組みに対する発電所幹部の熱意・意気込みが伝わってくる

q7

あなたの発電所の幹部は、安全上の問題がないか現場に出向いて注意を払っている

q8

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q3

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直属上司 q5の姿勢

評定変化に注目する要因と評定項目

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

q30 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
q49 あなたの職場では、⼀つひとつの業務について、誰が責任を持っているか明確である
q31 あなたの職場では、事故や安全性の問題が率直に話し合われている

安全の職 q32 あなたの職場では、安全について難しいことも話し合うという雰囲気がある
場内啓発 q71 あなたの職場では、安全性・作業性向上に役⽴つ改善提案が提起されている
q72 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
q43 あなたの職場の仲間は、作業エリアに危険が存在しないか、事前に確認している

安全配慮 q48 あなたの職場の仲間は、能率の良い作業⽅法を思いついた場合でも実⾏する前に安全性を確認している⾏動

q62 あなたの職場の仲間は、仕事量の多い時期でも安全性の確保を優先している
q63 あなたの職場の仲間は、安全上の問題がないか現場に出向いて注意を払っている
q46 あなたの職場では、組織の常識に捉われず、⼀般市⺠の視点も重視して仕事をすることが⼤切だと思っている⼈が多い

モラル

q59 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）
q60 あなたの職場では、仕事に対して社会的責任をもつ⼀専⾨家としての⾃負⼼を持っている⼈が多い
q74 あなたの職場では、個⼈的な感情や利害を職場に持ち込んでいる⼈がいる（逆転項⽬）
q64 あなたの職場の仲間はチームワークがとれている

仲間意識

q65 あなたの職場の仲間は、業務上のことで必要なとき、あなたを助けてくれる
q66 あなたの職場では、お互いがベストをつくすように励まし合う
q80 あなたは今の職場の仲間の⼀員でいたい
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）

意思疎通

q28 あなたの直属上司は、その直属上司と連絡をうまくとっている
q29 あなたの直属上司は職場間の連絡をうまくとっている
q70 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）
q16 あなたは⾃分の職務の責任範囲がはっきりしていないと思う（逆転項⽬）

精神衛⽣

q77 あなたは、これからの⼈⽣をあれこれと考えてみて「将来なんとなく不安だ」というような気がする（逆転項⽬）
q78 あなたは今の会社をやめてしまいたいと思うことがある（逆転項⽬）
q79 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）

10

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-2

11

原子力産業従業員の安全風土評価における年齢差
Age Differences in Safety Climate Assessment of Nuclear Industry Employees
寺口

司 (Tsukasa Teraguchi) ＊1

要約
安全風土とは従業員を安全行動に導く組織環境に対する，従業員間で共有する知覚である．
原子力産業において安全風土は職務の安全性を維持する上で重要な要因の 1 つとなっている．そのため，各従業員が安全風土を一様に高く認知できる職場環境が望ましい．しかし，これまでの研究においても従業員の年齢によってその評価が異なる可能性が示唆されており，その傾向は一貫していない．そこで本研究では職場の安全風土の評定が年齢によって変わるのか，またその調整
要因を探索的に検討した．その結果，安全風土は 20 歳代以下が他の年齢よりも評定値が高いことが示された．一方で職場モラールでは 20 歳代以下が最も高く，30 歳代で最も低くなり，その後高くなっていくことが示された．ただし，年齢と安全風土の評定値との関係を調整する有意な要因は示されなかった．さらなる検討が必要と言える．
キーワード 安全風土，安全文化，世代差

Abstract Safety climate is the shared perception among employees of an organizational environment that
leads them to safe actions. In the nuclear industry, safety climate is one of the key factors in maintaining job
safety. Therefore, it is desirable to have a work environment in which each employee has a uniformly positive
perception of the safety climate. However, previous studies have suggested that this perception may differ
depending on the age of the employees, and the trend has not been consistent. Therefore, this study exploredwhether evaluations of the workplace safety climate vary with age and what are the moderating factors. The
results showed that safety climate evaluations were higher for employees in their 20s and younger than forother age groups. On the other hand, workplace morale was highest for workers in their 20s and under, lowest
in the 30s and then increased. However, no significant factors were identified that moderated the relationshipbetween age and safety climate evaluation. Further studies are needed to understand the relationship.
Keywords safety climate, safety culture, generational difference

1. はじめにれば安全には程遠いと考える人もいる．またある業務の担当が見えている範囲では安全であっても，別の業務担当が事故の発生を防ぐうえでは機器自体の性能やエラーと見えている範囲では安全が維持されていない場合もある

いった技術要因，機器を扱う人間による判断の誤りや操作だろう．どの視点からも安全風土が高い職場であると評価

ミスなどの人的要因のみならず，組織がどのように運営さされる状態が望ましいものの，その状態を維持することはれているかという組織要因も検討されるべきである (原困難である．そこで本研究では組織内での安全風土の評価

子力安全システム研究所, 2019) ．中でもメンバーを安全の違いが何によって生まれるのかを検討すべく，年齢差にへの配慮や行動に導く組織環境である安全風土 (safety

着目した検討を行う．

climate) は注目されており，実際に事故を低減させる可能性が示されている (e.g., Morrow, Koves, & Barnes, 2014;
Nahrgang, Morgeson, & Hofman, 2010; 寺口, 2022)．組織は
この安全風土を高い水準で維持する必要がある．

2. 問題
2.1 安全風土と年齢の関係

しかし，組織の安全風土に対する見方は必ずしも従業員間で一致している訳ではない．同じ組織を対象としてい安全風土とは組織成員を安全の配慮や安全行動に導くたとしても，ある基準を十分に安全であると考える人もい組織環境であり，従業員間で共有するその知覚を集約し測＊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 . 30 2023 SR-2

12定可能にした特性を指す (e.g., 福井, 2012; Zohar, 1980) ．

これだけではなく，そもそも年齢の影響が確認できな

なお，同様の概念で国際原子力機関 (International Atomic

かった研究も見受けられる．ノルウェーのトラック運送会

Energy Agency; IAEA) が提唱した「安全文化」 (INSAG,

社のドライバー約 500 名を対象とした調査 (Nævestad,1991) がある．これは「原子力の安全の問題には，その重Blom, & Philips, 2020) やオーストラリアの炭鉱業従事者

要性にふさわしい注意が最優先で払われなければならな

230 名を対象とした調査 (Rubin, Giacomini, Allen, Turner, &い．安全文化とは，そうした組織や個人の特性と姿勢の総Kelly, 2020) ，アメリカの金属加工業企業に勤める従業員体である．
」とされており，特に安全文化が顕在化したも約 2000 名を対象とした調査 (Parker et al., 2017) などではのが安全風土であるとも言われている (西田, 2017) ．こ

いずれも安全風土への評価に対して年齢間での相違が確

れらを弁別した検討も多く行われているものの，本稿内で認できていない．Nævestad et al. (2020) や Rubin et al. (2020)

は同一のものとして検討を行う．

では年齢との直線関係のみを検討しているものの，Parker

この安全風土は「共有された知覚」とされてはいるもの

et al. (2017) では 25 歳未満，25～40 歳，41～54 歳，55 歳の，同じ職場について回答したとしても安全風土への評価

以上の 4 段階に分けた中で安全風土の評価の差異を検討が異なる場合があることが指摘されている．その要因の 1している．しかし，いずれの研究においても安全風土へのつが年齢である．例えばイギリスのセラフィールド原子力

評価に差異は認められなかった．

発電所職員について調査を行った Lee (1998) の研究では，また，実際に年齢による差異が認められた場合でもな

年齢が高くなるほどリスクに対する警戒心などの安全風

ぜそのような差が生まれたのか，多くの検討は行われてい土がよりポジティブな評価になることが示されている．まない．年齢以外の説明可能性についても検討をすべきであた，国内の原子力発電所を対象とした研究では，「組織のると考えられる．例外的に Lee (1998) では年齢と同時に安全姿勢」や「安全配慮行動」などの安全風土評価が 40

勤続年数を検討している．結果，年齢に関係なく勤続 5 年

歳代までは年齢とともに低下していくことが示されていで安全風土への評価がネガティブになり，年数が進むにつる (福井, 2012) ．

れて回復する傾向が示された．一方で勤続年数に関係なくこのように安全風土の評価が年齢によって異なる例は

年齢が高いほど安全風土評価がポジティブであることも原子力発電分野以外でも確認がされている．例えばオース

示されている．勤続年数以外では世代による説明可能性にトリアの看護師・助産師約 700 名を対象とした Glarcher,

ついても検討をすべきであると考えられる．つまり，年齢

Kaiser, Kutschar, & Nestler (2022) の調査では，自身の職場を重ねた結果ではなく特定の社会的事象・事件などを経験の安全風土について尋ねたところ，年齢が 50 歳以上の参することによって評価が変わっている可能性は捨てきれ

加者は 30 歳未満の参加者に比べて安全風土をよりポジテない．その場合，20 歳代，30 歳代，40 歳代とで安全風土ィブに評価していることが示された．また，Jiang et al.

の認知が変わっているのではなく，例えば 1980 年代生ま(2019) では中国の医療従事者 650 名を対象とした調査をれ，1990 年代生まれ，2000 年代生まれで認知が変わって行っており，チームワークや組織のマネジメント能力などいる可能性がある．

の安全風土への評価が年齢とともにポジティブになることを示している．一方でアメリカの消防隊員約 8500 名を

2.2 本研究の目的対象とした調査 (Taylor et al., 2019) では年齢が高くなるとともに自身の職場への安全風土の評価がよりネガティ
ブになることが示されている．

本研究の目的は日本国内の原子力関連産業従業員の職
場の安全風土の評価に対する年齢の影響を検討すること，

以上の通り年齢と安全風土の評価との関係は研究間でそしてその違いを生み出す要因 (i.e., 年齢と安全風土評

一貫していない．年齢が高くなるほど安全風土への評価が定との影響に対する調整要因) について検討を行うこと

ポジティブになる場合もあれば，ネガティブになる場合もであった．これまでの研究では安全風土評定に対する年齢あり，曲線的な関係になる場合もありうる．さらにはこれの影響について一貫した結果が示されておらず (e.g., Lee,らの関係が同じ業種内ででも職種によって変わる可能性

1998; Parker et al., 2017; Taylor et al., 2019) ，またなぜ年齢が指摘されている．Lee & Harrison (2000) の原子力発電所

による違いが生まれるかについても検討されてきていな

従業員を対象とした研究では，現場作業員は年齢が上がる

い．そこで 2021 年度の質問紙調査結果を再分析し，年齢ほどに安全風土への評価がポジティブになるものの，プラが職場の安全風土評価に影響するのかどうか，そしてそのント運転員の場合には 30 歳代で一度評価が低下し，その影響に対してどの要因が調整要因となりうるのかを探索

後 40 歳代，50 歳代で上昇していく傾向が示されている．

的に検討した．本研究では職位と職務 (職種，業種) ，世INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-2

13

代を調整要因として検討している．例えば年齢による安全

内啓発」，「安全配慮行動」，「モラル」は福井 (2012) の安

風土評定の差異が特定の状況 (e.g., 管理職，現場職) での全風土尺度を，「仲間意識」，「意思疎通」，「精神衛生」はみ示されるのであれば，その結果から年齢が安全風土評定三隅 (1984) のモラール尺度を元にしたものである．本研に影響を及ぼす心理プロセスを推定することが出来るだ

究ではこの 2 つの因子群をそれぞれ「安全風土」「職場モ

ろう．特に，年齢による違いについて別の説明可能性を探ラール」と呼称する．分析では各要因の評定値にはその要るべく，9 年前の調査結果と比較することで年齢による違因に含まれるすべての項目の得点の平均値を使用し，総合

いなのか，世代による違いなのかを検討した．

指標として安全風土 (2021 年度:  = .944; 2012 年度: 

3. 方法= .937) および職場モラール (2021 年度:  = .885; 2012 年
度:  = .882) についても評定値を算出した．
また，デモグラフィック変数として年齢と職位につい

3.1 参加者て尋ねている．
年齢については 2021 年度では「29 歳以下」，「30 歳代」，「40 歳代」，「50 歳代」，「60 歳以上」の 5 段階

本研究では原子力安全推進協会が 3 年に一度実施してで，2012 年度では「29 歳以下」，
「30 歳代」，「40 歳代」，いる「安全文化アンケート」の二次分析を行った．安全文「50 歳以上」の 4 段階で測定していた．本研究での分析化アンケートは 2002 年以降から継続して行われており，

ではこれらを統合し，「20 歳代以下」，「30 歳代」，「40 歳

日本国内の原子力関連産業の従業員に対して自身の職場代」，「50 歳代以上」の 4 段階とした．

の安全風土について回答を求めている．今回の分析では職位については事業所間，企業間で尋ね方に差異があ2021 年度の調査データ，その比較として 2012 年度の調査

るものの，その内容から大きく一般社員，管理職の 2 つにデータを用いた．

分けて分析を行った．

この調査の回答者は事業所間で差異はあるものの，原則として課長職相当以下は従業員全員が回答対象となっ

4. 結果ており，有効回答率は総計で 9 割を超えている．2021 年
度では 32 社 103 事業部 25,388 人，2012 年度では 32 社 95

分析はすべて R 4.1.2 で行われた．なお本研究では主に事業部 16,832 人が対象となっていた．なお 2012 年度で対分散分析による検討を行う．その際，水元・竹内 (2008) に象となった事業部の 57.425%は 2021 年度でも調査対象となっていた．

Table 1. 安全風土尺度の項目例

これらの回答者を所属部署ごとにその職務内容から現
場部門職，管理部門職の 2 つに分類している．それぞれの人数は 2021 年度では現場部門職 16947 人と管理部門職
8441 人，2012 年度では現場部門職 12362 人と管理部門職
4470 人であった．

3.2 質問項目
安全文化アンケート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 80 項目で構成されている．ただし，これらのうち，福井 (2012) ，河合 (2021) ，寺口 (2022) でも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 8 要因 32 項
目 (Table 1) 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 1 (そう思わない)～5 (そう思う) の 5 件法であった．なおこの 8 要因のうち，
「組織の安全姿勢」，「直属上司の姿勢」，「安全の職場

要因名
安全風土 組織の安全姿勢

項目例
安全の取り組みに対する発電所幹部の熱意・意気込みが伝わってくる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直属上司の あなたの職場では、直属上司から仕事(業姿勢務)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
安全のあなたの職場では、安全について難しいこ
職場内啓発 と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
安全配慮
職場の仲間は、能率の良い作業方法を思い行動
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
モラル
あなたの職場では、組織の常識に捉われず、一般市民の視点も重視して仕事をすることが大切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）職場
仲間意識
あなたの職場の仲間はチームワークがとれ
モラールている
あなたは今の職場の仲間の一員でいたい
意思疎通
あなたの直属上司は、その直属上司と連絡をうまくとっている
あなたの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）
精神衛生
あなたは今の会社をやめてしまいたいと思うことがある（逆転項目）
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）

信頼性係数
2021
2012
年度
年度
.853
.840

.855

.842

.872

.865

.860

.882

.628

.608

.873

.889

.731

.756

.713

.716

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-2

4.5

Table 2. 安全風土評価の要約統計量
20歳代以下
M

30歳代

SD

N

M

40歳代
SD

N

M

50歳代以上
SD

N

M

SD

安全風土

4678 4.240

0.7275903 4.045

0.8016645 4.162

0.757

8042 4.243

0.708

B 直属上司の姿勢

4692 4.145

0.785

5919 3.882

0.863

6667 3.985

0.8138067 4.042

0.758

C 安全の職場内啓発

4672 4.227

0.680

5888 4.009

0.733

6625 4.034

0.719

8011 4.068

0.710

D 安全配慮行動

4659 4.300

0.619

5886 4.069

0.674

6620 4.112

0.6587990 4.138

0.649

E モラル

4680 3.765

0.734

5904 3.651

0.769

6651 3.815

0.7438045 3.948

0.723

G 仲間意識4695 4.127

0.782

5917 3.913

0.852

6662 3.996

0.8098062 4.036

0.765

H 意思疎通4683 3.904

0.784

5908 3.717

0.797

6654 3.838

0.7818043 3.935

0.771

I 精神衛生4690 3.251

0.956

5911 3.160

0.939

6662 3.415

0.9268070 3.635

0.924

安全風土

4697 4.162

0.589

5922 3.949

0.650

6668 4.033

0.635

8073 4.092

0.618

職場モラール4697 3.745

0.704

5920 3.588

0.721

6669 3.746

0.710

8076 3.874

0.697

職場
モラール

A 組織の安全姿勢

評定値

N

14

4
一般社員（安全風土）
管理職（安全風土）

3.5

一般社員（モラール）
管理職（モラール）

3

20歳代以下

30歳代

40歳代

50歳代以上年齢

Figure 1. 安全風土評価に職位と年齢が与える影響
従い，効果量2 については2 > .01 を効果量小，2 > .09 を効果量中， > .25 を効果量大として解釈する．
2

その結果，安全風土，職場モラールともに職位と年齢の主効果が認められ，職位に関しては一般社員よりも管理職の方が安全風土 ( F (1, 20468) = 199.976, p < .001, 2 = .010) ，

4.1 要約統計量

職場モラール ( F (1, 20650) = 345.539, p < .001, 2 = .016)の評定値が高いことが示された．また年齢についてそれぞ

安全風土尺度の各要因について，年齢別の平均値や標れ Holm 法による多重比較を行ったところ，安全風土 ( F

準偏差は Table 2 の通りであった．まず各年代において平(1, 20468) = 5.956, p < .01, 2 = .001) では30 歳代 (M = 4.012,

均値が 5 点中 4 点を超える要因が過半数に見られ，比較

SD = 0.650) よりも 50 歳代以上 (M = 4.072, SD = 0.618) の的高水準にあると言える．また全体的に 20 歳代以下が最方が有意に高く (p < .01) ，職場モラール ( F (1, 20650) =も評定値が高く，30 歳代で最も低い値を示す傾向にある

36.990, p < .001, 2 = .003) では，30 歳代 (M = 3.704, SD =0.721) ，40 歳代 (M = 3.770, SD = 0.710) ，50 歳代以上 (M(Table 2) ．

= 3.849, SD = 0.697) の順に評定値が有意に高かった．ただ4.2 職位での比較

し，職位，年齢ともに効果量は小さい．なお，有意な交互作用はいずれも認められなかった．

次に職位による年齢の影響の違いを検討するため，一般社員と管理職とに分けて年齢間の変動を検討した．この4.3 職務での比較

とき，管理職はすべて 30 歳代以上と回答していたため，
30 歳代以上からの比較とした．分析には職位 (一般社員・職務内容による年齢の影響の違いを検討するため，職管理職) と年齢 (30 歳代・40 歳代・50 歳代以上) とを独

種 (現場部門職・管理部門職) ，業種 (電力会社・電力会

立変数，安全風土と職場モラールとを従属変数とする参加社以外) の影響を検討した．なお，先ほどの職位間での差

者間 2 要因分散分析を用いた (Figure 1) ．

異を踏まえると，一般社員に比べて管理職の方が安全風土
評定値が高いものの，年齢間で一般社員と管理職との人数

Table 3. 各比較における安全風土評価の要約統計量

職位
安 職種
全
風 業種
土
年度
職位

ー

職
場 職種
モ
ラ 業種
ル 年度

一般社員
管理職
現場部門職
管理部門職
電力
電力以外
2021年度
2012年度
一般社員
管理職
現場部門職
管理部門職
電力
電力以外
2021年度
2012年度20歳代以下N
M
SD4694 4.162 0.589.
.
.
3683 4.181 0.580
1011 4.095 0.616
2573 4.197 0.561
2121 4.121 0.619
4694 4.162 0.589
4037 4.025 0.585
4694 3.745 0.704.
.
.
3684 3.738 0.695
1010 3.769 0.735
2574 3.773 0.680
2120 3.711 0.732
4694 3.745 0.704
4037 3.726 0.667

N
5584
336
3479
2105
2827
2757
5584
4284
5582
336
3478
2104
2826
2756
5582
4284

30歳代
M
3.941
4.082
3.945
3.936
3.985
3.897
3.941
3.877
3.574
3.834
3.538
3.632
3.614
3.532
3.574
3.611

SD
0.651
0.610
0.654
0.647
0.633
0.667
0.651
0.644
0.721
0.676
0.718
0.721
0.719
0.720
0.721
0.700

N
3859
2807
2761
1098
2236
1623
3859
2584
3859
2808
2762
1097
2235
1624
3859
2584

40歳代
M
3.942
4.159
3.957
3.903
4.004
3.855
3.942
3.892
3.620
3.919
3.608
3.651
3.668
3.554
3.620
3.618

SD
0.656
0.583
0.638
0.696
0.600
0.716
0.656
0.620
0.720
0.659
0.708
0.748
0.691
0.752
0.720
0.674

50歳代以上N
M
SD3303 3.962 0.651
4765 4.183 0.577
2290 3.959 0.653
1013 3.968 0.649
1690 4.014 0.625
1613 3.907 0.674
3303 3.962 0.651
1251 3.894 0.652
3305 3.705 0.712
4766 3.993 0.661
2291 3.677 0.700
1014 3.766 0.736
1690 3.738 0.700
1615 3.670 0.724
3305 3.705 0.712
1251 3.652 0.672

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-2

4.5

15

4.5

現場部門職（安全風土）
管理部門職（安全風土）

3.5

現場部門職（モラール）

評 定値

評 定値

4

4
2021年度（安全風土）
2012年度（安全風土）
2021年度（モラール）

3.5

2012年度（モラール）

管理部門職（モラール）
3

20歳代以下

30歳代

40歳代

3

50歳代以上年齢20歳代以下

30歳代

40歳代

50歳代以上年齢

Figure 2. 安全風土評価に職種と年齢が与える影響
比率が異なり職位の影響の偏りが生じてしまう．そこでこ
こでは一般社員のみを分析の対象とした (Figure 2) ．
まず職種について，独立変数を職種 (現場部門職・管理部門職) と年齢 (20 歳代以下・30 歳代・40 歳代・50 歳代

Figure 4. 安全風土評価に年度と年齢が与える影響
次に業種の影響を検討するため，独立変数を業種 (電力会社・電力会社以外) と年齢 (20 歳代以下・30 歳代・40 歳
代・50 歳代以上) ，従属変数を安全風土と職場モラールとする参加者間 2 要因分散分析を行った (Figure 3) ．

以上) ，従属変数を安全風土と職場モラールとする参加者

その結果，安全風土，職場モラールともに業種 (安全風間 2 要因分散分析を行った．その結果，安全風土では職種

土: F (1, 17432) = 114.228, p < .001, 2 = .006; 職場モラール:( F (1, 17432) = 10.391, p < .01, 2 = .000) ・年齢 ( F (3, 17432)

F (1, 17432) = 53.914, p < .001, 2 = .003) ・年齢 (安全風土:= 78.631, p < .001, 2 = .013) の主効果が認められ，Holm 法

F (3, 17432) = 133.041, p < .001, 2 = .022; 職場モラール: Fによる多重比較の結果，30 歳代 (M = 3.940, SD = 0.651) ・(3, 17432) = 57.171, p < .001, 2 = .010) の主効果が認めら

40 歳代 (M = 3.930, SD = 0.656) ・50 歳代以上 (M = 3.963,

れ，有意な交互作用は認められなかった (安全風土: F (3,SD = 0.651) と比べて 20 歳代以下 (M = 4.138, SD = 0.589)

17432) = 2.589, p < .10, 2 = .000; 職場モラール: F (3, 17432)

で評定値が高いことが示された．また，交互作用 ( F (3,= 1.048, n.s., 2 = .000) ．Holm 法による多重比較の結果，17432 = 3.832, p < .01, 2 = .001) が認められ，20 歳代以下

安全風土では 20 歳以下が他の年齢よりも評定値が有意にと 40 歳代では現場部門職よりも管理部門職の方が安全風

高く，職場モラールでは 30 歳代，40 歳代，50 歳代以上，土が有意に低いことが示された．ただし，職種の主効果や

20 歳代以下の順に評定値が高いことが示された．

交互作用についてはいずれも効果量が十分でないと言え

4.4 世代の影響の検討

る．
一方，職場モラールでは職種 ( F (1, 17432) = 27.255, p< .001, 2 = .002) ・年齢 ( F (3, 17432) = 46.205, p < .001, 2

年齢間における評定値の違いが世代の影響によるもの= .008) の主効果が認められ，Holm 法による多重比較の結か年齢の影響によるものかを検討するため，2012 年度調

果，20 歳代以下 (M = 3.753, SD = 0.704) から 30 歳代 (M査と 2021 年度調査とのデータを用いて比較を行った．具= 3.585, SD = 0.721) で有意に評定値が下がり，40 歳代 (M

体的には独立変数を年度 (2021 年度・2012 年度) と年齢= 3.629, SD = 0.720) ，50 歳代以上 (M = 3.722, SD = 0.712)(20 歳代以下・30 歳代・40 歳代・50 歳代以上) ，従属変数

で評定値が上がっていく傾向が示された．ただし，有意なを安全風土と職場モラールとする参加者間 2 要因分散分

交互作用は認められず，主効果はいずれも効果量が小さい析を行った (Figure 4) ．
まず安全風土については年度 ( F (1, 29588) = 98.040, pと言える．

< .001, 2 = .003) ・年齢 ( F (3, 29588) = 161.743, p < .001,
2 = .016) の主効果が認められ，Holm 法による多重比較

4.5の結果，30 歳代 (M = 3.909, SD = 0.649) ，40 歳代 (M =評 定値3.917, SD = 0.642) ，50 歳代以上 (M = 3.928, SD = 0.652) に4
電力（安全風土）
電力以外（安全風土）

3.5

電力（モラール）
電力以外（モラール）

3

20歳代以下

30歳代

40歳代

50歳代以上年齢

Figure 3. 安全風土評価に業種と年齢が与える影響

比べて 20 歳代以下 (M = 4.094, SD = 0.591) で評定値が高いことが示された．また有意な交互作用 ( F (3, 29588) =7.765, p < .001, 2 = .000) が認められているものの，効果量は極めて小さい．
職場モラールでは年齢 ( F (3, 29588) = 70.722, p < .001,
2 = .007) の主効果が認められ，Holm 法による多重比較

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-2の結果，30 歳代 (M = 3.592, SD = 0.711) ，40 歳代 (M =161990 年代生まれ，1980 年代生まれ) によるものなのであ3.619, SD = 0.702) ，50 歳代以上 (M = 3.678, SD = 0.702) ，れば，2021 年度での 30 歳代から 50 歳代以上での評定傾

20 歳代以下 (M = 3.736, SD = 0.687) の順に評定値が高か

向は 2012 年度での 20 歳代以下から 40 歳代での評定傾向った．また有意な交互作用 ( F (3, 29588) = 4.476, p < .01, 2に近くなるはずである．しかし本研究の結果ではそのよう= .000) が認められているものの，効果量は極めて小さい．

な傾向は認められていない．そのため世代による影響ではなく，世代に関係なく存在する年齢による影響であると考

5. 考察えられる．少なくともこれにより別の説明可能性を 1 つ排除することが出来たと言えるだろう．

本研究の目的は原子力関連産業従業員の職場の安全風

ただし，本研究から年齢の違いによって安全風土評定

土の評価に対する年齢の影響を検討すること，そしてそのに違いは認められたものの，その傾向の一貫性については調整要因について検討を行うことであった．安全風土と職議論の余地がある．本研究と同じように原子力発電所関係

場モラールについて検討を行ったところ，安全風土では他を対象とした研究の中では，国内の電力会社 1 社を対象との年齢に比べて 20 歳代以下の評定値が高い傾向にあった．

した福井 (2012) の研究とは似た傾向が得られたものの，一方，職場モラールについては 20 歳代以下での評定値が他の研究では年齢が高いほど評定が高くなる (e.g., Lee,

最も高く，30 歳代で最も低くなり，40 歳代，50 歳代以上

1998; Lee & Harrison, 2000) ，もしくは 30 歳代までは低下

で評定値が高くなっていった．また年齢と安全風土評価とし 40 歳代，50 歳代とで評定値が上昇していく U 字型のの関係の調整要因として職位，職種，業種，世代について関係が認められる (e.g., Lee & Harrison, 2000) ．他の業種検討を行ったものの，十分な効果量の調整要因は示されなを含めれば，消防士を対象とした研究 (Taylor et al., 2019)

かった．

において年齢との負の関係が認められており近い傾向ではあるものの，本研究と共通する要因は乏しい．

5.1 年齢が安全風土評価に与える影響

これまでの研究も含めて年齢と安全風土評定との関係は一貫性が認められない．この原因の 1 つに考えられるの本研究の結果から，日本国内の原子力関連産業一般には安全風土尺度の内容である．安全風土とは「組織成員をおいても安全風土の年齢差は認められることが示された．

安全の配慮や安全行動に導く組織環境であり，従業員間で日本国内の原子力発電所においても安全風土評価の年齢共有するその知覚を集約し測定可能にした特性を指す差が認められることは指摘されていたものの (福井,(e.g., 福井, 2012; Zohar, 1980)」と定義されるものの，各研

2012) ，その研究では 1 つの企業を対象に検討が行われて究において尋ねている安全風土の構成要素はそれぞれ異いた．本研究では日本国内 32 社に対象を広げており，よなる．例えば Lee & Harrison (2000) では職務満足度や組織り一般化された対象においても年齢の効果が確認できてのリスクレベルなど多様な文脈で職場の安全風土を尋ねいる．効果量は一貫して小さい値ではあるものの，原子力ており，全体的に 20 歳代から 30 歳代にかけて評定が低発電所職員の研究 (e.g., 福井, 2012; Lee, 1998) や医療関下し，その後年齢とともに上昇する傾向にはあるものの，係者への研究 (e.g., Glarcher et al., 2022) と同じく年齢の効

それらすべての要因で傾向が一致している訳ではない．例

果が確認できている．安全風土については 20 歳代以下かえば職務満足度や個人のリスク選択については年齢ととら 30 歳代までの間で安全風土評定が低くなり，その後上もに評定が上昇する傾向を示している．このように安全風

昇しないという傾向，職場モラールについては 30 歳代で土に対する年齢の影響は安全風土のどの側面，どの因子か一度評定が下がった後，年齢とともに評定が上昇しているによって変わる可能性がある．本研究では信頼性係数が十傾向であったが，福井 (2012) では 40 歳代まで年齢とと分高いことが確認されたため「組織の安全姿勢」「直属上

もに評定が低下するという近い傾向を示している．少なく司の姿勢」「安全の職場内啓発」「モラル」の 5 つを合わせ

とも 20 歳代から 30 歳代にかけて安全風土評価が低下すて「安全風土」，「仲間意識」，「意思疎通」，「精神衛生」のるという結果の信頼性は高まったと言えるだろう．

3 つを合わせて「職場モラール」の 2 因子群で分析を行っまた，本研究では 2021 年度での調査結果と 2012 年度ているが，下位 8 因子間で異なる傾向が示されることも考での調査結果とを比較したものの，年齢による影響には大えられる．分析の繰り返しによる第一種の過誤の可能性，

きな差は認められていない．仮に年齢による評定差が年齢

また分析の複雑性の観点から本研究では避けたものの，そそのもの (i.e., 20 歳代，30 歳代，40 歳代) ではなく，ある

れぞれの要因に分けた上で年齢との関係を検討する手法

特定の社会事象を経験した世代 (i.e., 2000 年代生まれ，は考えられるだろう．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-2

以上より，評定者の年齢によって安全風土評価が異な

17であると指摘している．また Lee (1998) では内集団を特ってくることは示されたものの，安全風土のどういった側徴づける規範に初めの 5 年ほどで同化していくことで安面の評定なのかをさらに検討していくことが必要と考え全に対する意識をポジティブに評価しなくなると予測しられる．

ている．これらの他にはダニング・クルーガー効果

5.2 調整要因の検証による年齢の影響プロセスの検討(Dunning - Kruger effect; e.g., Kruger & Dunning, 1999; 高沢,2017) による影響が考えられる．ダニング・クルーガー効
果とはスキルが未熟であると自己の能力に対するメタ認
知能力が十分でなく，そのために平均よりも高く評価して以上の評定傾向を検討する上で，本研究では探索的にしまう認知バイアスを指す．これが安全風土への評定にも職位，職種，業種を調整要因として検討した．しかし，統起きている可能性がある．つまり，仕事に就いたばかりで計学上十分な効果量を持つ交互作用は認められず，年齢が業務に慣れていない場合には安全に対する認知能力も育

安全風土評定に及ぼす影響を説明する心理プロセスは示っておらず，「自身の職場は十分に安全である」と過剰に唆されなかった．Lee & Harrison (2000) では職種と年齢の高く評定する可能性がある．そして 30 歳代以降，業務内交互作用が一部の安全風土，態度で確認できてはいたもの

容を理解しスキルが身についてきたときに正しい基準での，本研究では極めて小さい効果量でしか確認できていな

職場に対する評価ができるため，相対的に 30 歳代以降でい．少なくとも本研究で取り上げた安全風土においては，

安全風土評定が下がると考えられる．これは年齢の違いに職種によって年齢の影響が異なる過程は認められなかっよる影響ではなく勤続年数の違いによる影響という予測

た．年齢と安全風土評定との関連を調整する要因の検討はである．特に日本では終身雇用である例が多く，年齢の高ほとんど行われておらず，あらためて検討を積み上げる必低と勤続年数の高低が連動する場合が多いため，説明要因

要があると言えるだろう．

の 1 つとしてありうるだろう．

一方，調整要因として用いた職位は主効果としては十以上より，年齢の違いにより待遇や勤続年数，スキルの分な効果量を有していた．つまり，一般社員に比べて管理違いが生まれ，その結果として安全風土評定に変化が見ら職の方が安全風土を有意に高く評価していた．職位，地位れると推測される．ただし，Lee (1998) では同じ勤続年数が高いほど職場の安全風土を高く評価することはこれま内で比較した場合でも年齢が上がるほど安全風土評定がでも示されており(e.g., 福井, 2012; Lee & Harrison, 2000;

ポジティブになることが示されている．さらなる検討は必Parker et al., 2017; Rubin et al., 2020)，例えば Parker et al.

要であろう．

(2017) では従業員とオーナー・マネージャー職とを比較した際，従業員よりもオーナー・マネージャー職の方が安5.3 限界と展望

全風土を高く評価していることを示している．高い職位が安全風土評価を高めるプロセスの 1 つには，職位が上がる

本研究にはいくつかの課題点がある．まず，本研究ではことで待遇や立場が良くなった結果，職務満足度が向上し，年齢による安全風土評価の違いを説明する上で有力な心その波及効果により安全風土評定がポジティブになった

理プロセスを示せなかった．これを解明すべく，さらなるという可能性が考えられる．この点は本研究の結果で言え

調整要因，もしくは媒介要因を検討する必要がある．例えば，職場モラールでの 30 歳代から 50 歳代以上での変化

ば Lee (1998) では年齢と同時に勤続年数について検討をを説明する可能性があるだろう．本研究では職位の比較以行っており，勤続年数によっても安全風土への評価が変わ

外では職位の影響を排除するために一般社員（非管理職）ることが示されている．本研究結果が年齢によるものか，のみを対象とした分析を行ってきた．しかし，同じく一般

勤続年数によるものなのかを示すうえでは検討すべきで社員であったとしても立場の差，待遇の差は存在する．そあろう．このほかにも年齢，もしくは勤続年数が増えるこしてそれは年齢に応じて上がる可能性は十分に考えられとによって職場環境が変わったことが原因であるとする

る．

のであれば，個人の職場満足度や待遇，業務量などを同時

では，20 歳代以下から 30 歳代にかけての安全風土評定に測定することが考えられる．

値の低下は何によってもたらされるものだろうか．例えば

また，職場の安全風土評定のデータには階層性がある

福井 (2012) では「若い世代では経験が浅いために現状を可能性が指摘されている (e.g., 藤田, 2018; 寺口, 2022) ．

受け入れるものの，世代が高くなれば視野が広がることでデータの階層性とは複数のデータ (i.e., 各従業員の安全期待水準が上がり，相対的に評定値が下がる」ことが原因

風土評定値) が 1 つのグループ変数 (i.e., 各事業部) によINSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-2

18ってまとまり，グループ変数内で相互に似通ったデータに一貫性にはいまだ乏しく，今回探索的に検討した職位や職なるという特徴を持つことを指す．この安全風土評定の場

務では年齢による違いを説明することが出来なかった．年

合，同じ職場内の従業員については同じ組織・同じ職場に齢によって待遇やスキルなどが異なる影響である可能性

ついて尋ねているため，各回答が似通った回答になりうる．

は示唆されるため，調整要因・媒介要因をさらに検討しつこういった場合，グループ変数を考慮するマルチレベルア

つ，安全風土についても様々な因子を多角的に検討していプローチを用いなければ評価が歪む場合がある(清水,くことが必要であろう．今後の検討が待たれる．

2014) ．本研究では先行研究 (e.g., 福井, 2012; Lee &Harrison, 2000) から年齢と安全風土評定とが線形関係に謝辞

ないと予測される以上，モデルが過度に複雑になる．そのためにマルチレベルアプローチの使用は避けたものの，事本研究は一般社団法人原子力安全推進協会 (JANSI) と業部を変量効果としたマルチレベルアプローチを用いれ各事業所のご協力のもとに実施できたものである．厚く感ば，より正確な形で年齢と安全風土評定との関係を見るこ謝申し上げる．

とが出来るだろう．
このマルチレベルアプローチを使う上で，集団レベル

引用文献の特徴，つまり職場の特徴から検討することも可能である．
どういった職務内容なのか，どれくらいの人数がいる職場
なのか，こういった職場の特徴によって業務量やリスクが変わり，安全風土の評価が異なる可能性もあるだろう．さらに，本研究では十分な効果量は認められなかったものの，職種が調整要因として働くことも示されている．研究間で年齢と安全風土との関係が一貫しないことからも，こういった集団レベルの調整要因が存在する可能性は十分に考えられるだろう．
最後に，世代の影響を検討する上で本研究では 2012 年
度と 2021 年度との質問紙調査結果を比較した．しかし，藤田 智博 (2018). 原子力産業の安全風土調査へのマルチ
レベル分析の適用 INSS Journal, 25, 17-24.
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, 71-88.
原子力安全システム研究所 (編) (2019). 安全文化をつく
る: 新たな行動の実践 日本電気協会新聞部
Glarcher, M., Kaiser, K., Kutschar, P., & Nestler, N. (2022).
Safety climate in hospitals: A cross-sectional study on theperspectives of nurses and midwives. Journal of Nursing
Management, 30, 742– 749.

2012 年度調査は 2011 年の福島第一原子力発電所事故からInternational Nuclear Safety Advisory Group (1991). Safety

1 年しか経っていない時期の調査である．この事故が各原

culture. (International Atomic Energy Agency, Series Ed.)

子力関連事業での安全風土評価に与えた影響は予測がつ

Safety Series. No 75 - INSAG-4. Vienna: International

かず，比較として不適切であった可能性はある．この影響

Atomic Energy Agency (IAEA).

を回避するためにも 2015 年度と 2024 年度，2018 年度とJiang, K., Tian, L., Yan, C., Li, Y., Fang, H., Peihang, S., et al.

2027 年度との調査結果を繰り返し比較していくことで，(2019). A cross-sectional survey on patient safety culture in

年齢と世代との影響について検討することが必要となっsecondary hospitals of Northeast China. PLoS ONE 14(3):てくるだろう．

e0213055.

以上より，年齢による影響を解明する上で，今後は調整
要因のみならず媒介要因にも着目したマルチレベルアプ
ローチなどのさらなる検討が必要であると考えられる．

5.4 結論河合 学 (2021). 安全志向的モチベーションと安全風土の関連についての考察 INSS Journal, 28, 11-16.
Kruger, J. & Dunning, D. (1999). Unskilled and unaware of it:
How difficulties in recognizing one’s own incompetencelead to inflated self-assessments. Journal of Personality andSocial Psychology, 77, 1121-1134.

以上より，本研究から評定者の世代ではなく年齢によ

水元 篤・竹内 理 (2008). 研究論文における効果量の報告って，自身の職場への安全風土評価が異なってくることがのために ―基礎的概念と注意点― 英語教育研究, 31,示された．本研究内では一貫して 20 歳代以下が他の年齢

57-66.

よりも安全風土評価が高い傾向にはある．加えて職場モラールの側面については，30 歳代で低下した後，年齢とともに評価が上昇する傾向にあった．ただし，他の研究とのLee, T. (1998). Assessment of safety culture at a nuclear
reprocessing plant. Work and Stress, 12, 217–237.

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-2

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Nahrgang, J. D., Morgeson, F. P., & Hofmann, D. A. (2011).
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between job demands, job resources, burnout, engagement,
and safety outcomes. Journal of Applied Psychology, 96,
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Zohar, D. (1980). Safety climate in industrial organizations:
Theoretical and applied implications. Journal of Applied
Psychology, 65, 96-102.

19

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-3

20

リスクにフォーカスすること によって若年層の原子力発電
利用態度は変わるか？
“Does a Focus on Risks Change Young People's Attitude Towards Nuclear Power Generation?”
北田

淳子 （Atsuko Kitada）＊1

要約
本稿では，20 代と 60 代を対象とする Web 調査で，原子力発電のリスクにフォーカスする
ことが，リプレース賛否に与える影響を分析した．リスクフォーカス操作として，原子発電のリス
クの面についてのみ質問し，質問文で原子力発電にかかわるネガティブな事実を提示した． (1)
20 代は，原子力発電の弱みも強みも 60 代より認知が低かった．(2) 変化は小さいもののリスクフ
ォーカスによってリプレースに否定的になったのは 60 代女性であった．(3) 20 代はリスクフォー
カスによって，原子力発電の弱み（事故時の被害，排出物や廃棄物）の認知は増えた．しかし，発電方法の選択において，安全ではなく電気料金の安さを重視する傾向は変わらず，リプレースに否定的になることもなかった．若年層が高年層より原子力発電の利用に肯定的な一因として，ニュースへの接触が少なく，原子力発電のリスクにかかわる認識が少ないことが報告されている．
本稿の結果は，そうだからといって，「若年層がネガティブな事実についての情報に接し，リスクの側面に意識を向ければ，容易に利用に否定的に変わる」というのではないことを示している．
キーワード

原子力発電，Web 調査，態度変容，年代差，知識Abstract In this paper, we conducted an online survey targeting people in their 20s and 60s, and analyzed
the impact of focusing on the risks of nuclear power generation on their approval or disapproval to replace
old nuclear power plants with new ones. As a risk focus condition, we asked only questions about the risk
aspects of nuclear power generation, and presented negative facts about nuclear power generation in thequestionnaire text. (1) People in their 20s were less aware of the strengths and weaknesses of nuclear power
than those in their 60s. (2) Although the change was small, women in their 60s became negative about
replacement in the risk focus condition. (3) Among people in their 20s, awareness of the weaknesses ofnuclear power generation (e.g., possible massive damage in an accident, radioactive wastes) increased under
the risk focus condition. However, the tendency to emphasize low electricity rates over safety in the selectionof power generation methods did not change, and there was no negative change in replacement for those in
their 20s. It has been reported that one of the reasons why younger people are more positive about using
nuclear power than older people is that they are less exposed to newspapers, news broadcasts and internet
news, and less aware of the risks of nuclear power generation. As an answer to the question posed by thispaper, “Does a Focus on Risks Change Young People's Attitude Towards Nuclear Power Generation?”, theresults show that when young people are exposed to information about negative facts and turn their attention
to risks, they do not easily become negative in their attitude to nuclear power generation.
Keywords

nuclear power generation, web survey, attitude change, generation difference, knowledge

1. はじめにほどない2011年や2012年に実施された世論調査・社会調
査で報告されている（高橋・政木, 2013; 岩井・宍戸,

原子力発電の利用態度に男女差（女性の方が否定的）

2013）．それから10年近くを経た2020年や2021年の世論が存在することは古くから知られており，40年前の世論調査でも，若年層のほうが肯定的である（NHK放送文化

調査結果でも顕著な男女差があると報告されている（柴研究所, 2021; 松本, 2021）．2022年のウクライナ侵攻を田・友清, 1999）．一方，年代差については，報道機関な契機に世界的なエネルギー資源価格の高騰や，国内の電どの世論調査において，若年層は他の年齢層より原子力気代高騰があり，長期にわたり変化のなかった原子力発発電の利用に肯定的だと報告されている．

電所の再稼働に対する世論も肯定方向に動いている（朝この若年層の傾向は，福島第一原子力発電所事故から＊１（株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所

日新聞, 2022）．「原子力発電への依存を減らす」から

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-3

21

「原子力発電所の運転期間の延長や次世代型原子力発電

態度変容について，永井・林（1999）は，意識調査で所の開発・建設を進める」への政府の方針転換について

原子力発電の利用についての態度の強度を測定し，男性も，世論調査では若年層のほうが肯定的である（NHK,より女性が，原子力発電に関する知識があるほうよりも2022）．つまり，エネルギーをめぐる状況の変化によっないほうが，態度の強度が弱く，態度が動きやすいことて原子力発電に対する世論がやや肯定的に変化するなかを見出している．また，北田・林（2000）は，東海村

でも，依然として若年層が肯定的な傾向が認められる．

JCO臨界事故前後の世論調査データを分析し，事故によ一方，諸外国の傾向をみると，男女差（女性の方が否る変化が女性で大きかったことを明らかにしている．女定的）はどの国でも共通だが，年代差には違いがある．

性が必ずしも事故に対してだけ敏感に反応するというの

2023年の英国の世論調査（WNN, 2023），2022年のフではない．北田（2006）は，意識調査で原子力発電に関

ランスの世論調査（Sfen, 2022），2014年のフィンランド

するパンフレットを提示して効果を分析し，女性のほうの世論調査（村上, 2017）では，年齢が上がるほど原子力が原子力発電所に対するネガティブなイメージを肯定方発電の利用に肯定的で，若年層のほうが否定的な結果が向へと変化させやすいことを報告している．

報告されている．米国は，1999年の世論調査では若年層

これらは20年ほど前の研究であるが，意識調査を用いのほうが否定的だが，2022年，2023年の世論調査では年た実験的方法によっても，現実の事故前後の世論の測定

代差はほとんどみられない（Bisconti, 1999；Bisconti,

によっても，女性の原子力発電に対する態度は男性より2022；Bisconti, 2023）．スウェーデンの世論調査では，変化しやすいとの結果が得られている．これをふまえ，

以前は若年層は上の年齢層よりはるかに否定的だった

利用態度の変化しやすさについては，年齢層別だけでなが，この数年で変化し，2022年3月の調査では年齢層間のく，性別年齢層別に分析する必要がある．

大きな差がなくなったとの報告がある（Analysgruppen,

本論文では，若年層と高年層の比較から，第一に電源2022）．つまり，利用態度の年代差の有無や傾向は，国の強み・弱みについての認知の差，すなわち知識の差のや時代によって異なり，日本の傾向は男女差のような普実態を把握する．第二に，若年層が原子力発電のリスク

遍的な傾向ではない．

に意識を向けたり，原子力発電のリスク面のネガティブ

北田（2022）は，20代と60代を対象とするWeb調査で原子力発電利用態度の年代差の要因を分析し，①20代はな情報に接した場合に，利用態度が否定的に変わりやす
いのかどうかを明らかにする．

原子力発電のリスクにかかわる認識やネガティブな事実認識が少ないこと，それには20代のニュース接触の少な

2. 方法

さが関係していること，②20代は経済を重視する傾向
や，現状を許容する傾向が強いことなどが要因であると

2.1 調査実施概要の結果を報告している．
若年層はニュースをあまり見ず，原子力発電への知調査会社の登録モニターを対象にWeb調査を実施し識・関心が少なく，原子力発電のリスクについての認識た．調査1は，2022年9月6日～7日に実施し，20代と60代が低いために利用に肯定的だという①の要因に着目すれの男性と女性をほぼ均等に，計1257人の回答を得た．調ば，若年層も原子力発電のリスクに意識を向けたり，福査2は，2022年12月13日～14日に実施し，5パターンの調

島第一原子力発電所事故などの情報にふれたりすること

査票ごとに，20代と60代の男性と女性を200名ずつ，計によって，否定的に変わりやすいという特徴をもつ可能

4000人の回答を得た．

性が推測できる．
もし，原子力発電に対する関心・知識が少ないために利用に反対しないだけで，情報にふれれば容易に否定的

2.2 調査票と質問構成になるというような「安易な肯定」であるとすれば，若調査1は，本論文関係では，世の中の動きを知る方法と年層が原子力発電の利用に肯定的だという実態がもつ意

ニュース接触，3電源（火力，原子力，太陽光・風力）の味の重さは異なってくる．情報不足，知識不足の状況で強み・弱みについて質問した．

の暫定的な意見ならば，これからの時代を担う層の世論

調査2の調査票と質問構成を図1に示す．リスクフォー

だからという理由で，社会として理解したり尊重したり

カス操作をしたA群（調査票A1とA2）と，原子力発電のする必要性は低いと思われる．若年層の態度が容易に否定的に変わるものなのかどうか，態度の変化しやすさについて検討する必要がある．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-3

脱炭素における有効性に関する情報aを提示（A群：リスクフォーカス操作）

したB群（調査票B1, B2, B3）を比較する．

調査票
A1

リスクフォーカス操作は，具体的には，原事前のリプレース賛否6項目について知っているかをたずねる質問

リプレースについては「法定の運転年数を迎個人内の変化利用にかかわるリプレースの賛否を用いた．

調査票 調査票 調査票
B1
B2
B3

共通質問（ニュース接触など）

問と，原子力発電に関するネガティブな事実

利用態度として，原子力発電の中長期的な（B群：脱炭素有効性の情報提示）

調査票
A2

子力発電のリスクの側面にかかわる認識の6で構成した．

22

情報１提示

・ 原子力発電のリスクを焦点化する質問群
・ 原子力発電に関するネガティブ情報を含む質問

えた原子力発電所を廃止すれば，原子力によ

情報２提示
情報３提示

リプレース賛否る発電能力はその分低下していきます．これを補うために，新しい発電所に建て替えるこ

原子力発電の強み・弱みの認知。発電で重視する観点と」との説明を付けた．調査票A1では，個人の回答の動きを分析するために，リスクフォ

図 1 調査 2 の調査票と質問構成

ーカス操作の前にもリプレース賛否を質問した．
利用態度の要因として，原子力発電の強み・弱みの認
知と，電源選択で重視する観点を質問した．
前後比較や2群比較は，リプレース賛否は「賛成」に5点～「反対」に1点，電源の強み・弱みは「あてはまる」に3点～「あてはまらない」に1点の評定値を与え，平均値の差を有意水準5％で検定した．
ニュース接触は「たいへんよく見る」に4点～「ほぼ見ない」に1点の評定値を与え，要因項目との相関係数を分

100%
80%

30

27

15

17

20

19

ニュースに限らず
スマホやパソコンで気になる情報を得る

60%
40%

47

44

スマホやパソコンでニュースを見る
64

20%

析した．

24

29

20代
男性

20代
女性

64
テレビのニュースを見たり新聞を読む

0%

3. 結果

ニュースや新聞」が6割を超えるが，20代は「スマホやパソコンのニュース」が4～5割をしめる．年代差が顕著である．20代も「ニュースに限らずスマホやパソコンで気になる情報を得る」は3割以下にとどまり，60代とはツールは異なるものの，ニュースが世の中の動きについての100%

60代男性は71%，60代女性は55%，20代男性は39%，20代女性は27%で，顕著な年代差とともに男女差もある．
20代は60代より少なく，同年代では女性の方が少ない．

2
19

24

60%

42
42
49

40%

0%

ほぼ見ない
少し見る
かなり見る

50

20%

4

28

80%

情報源になっている．
ニュース接触（図3）で「たいへん＋かなり見る」は，60代
女性

図 2 世の中の動きを知る方法

3.1. ニュース接触の年代差
世の中の動きを知る方法（図2）は，60代は「テレビの

60代
男性

40
26
19
13

8

20代
男性

20代
女性

22

15

60代
男性

60代
女性

たいへんよく見る

図 3 ニュース接触100%にはできないことを説明する内容である．情報３は再エネを100%
情報１は原子力はCO2 2を出さないことを説明する内容．情報を出さないことを説明する内容．情報２は発電分野の削減が最重要であることを説明する内容．
情報１は原⼦⼒は CO
2 は発にはできないことを説明する内容である．
電分野の削減が最重要であることを説明する内容．情報３は再エネを

aａINSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-323

3.2 電源の強み・弱みの認知の年代差

時期に国内の電気代が高騰していた影響と思われる．

3.2.1 3つつの電源の強み・弱みの認知

強みも弱みも，20代のほうが内側にあり10～20ポイント

20代（実線）と60代（破線）を比べると，どの電源の低い．20代が原子力の利用に肯定的な要因は，少なくと図4は「あてはまる」と回答した比率をレーダーチャー
トで示している．火力，原子力，太陽光・風力で形状がも，原子力発電の強みをよく知っているからではないといえる．

明確に異なるのがわかる．比率が高い項目は，パンフレ
ットなどの各電源の説明におおむね合っており，電源ご

3.2.2 原子力発電の強み・弱みの認知（単独評価）とに異なる強み・弱みが認知されているといえる．
原子力については「大量の電気を一定して発電し続け

図5は原子力の「あてはまる」の比率を前節の調査1とる」「電気代を安くすることができる」という強みが5～

調査2で比較している．調査2における「弱みの認知にか6割ある一方，「事故になれば確実に多くの死者がでる」

かわるリスクフォーカス操作をしたA群」と「強みの認「排出物や廃棄物が環境汚染や健康被害を生む」が7～9

知にかかわる脱炭素有効性に関する情報を提示したB割と多く，弱みが明確に認知されている．

群」の差よりも，調査1と調査2の差のほうが大きい．

なお，「電気代を安くすることができる」との評価が調査1と調査2の差は，質問の違いに起因する．具体的最も多いのは，20代も60代も原子力であり，火力は太陽には，調査1では，強み・弱みの8項目ごとに3電源それぞ

光・風力より少なく2割しかない．これは，ウクライナ侵れについて「あてはまる・あてはまらない・わからな攻によるエネルギー資源価格の高騰や円安で，調査実施

い」の3択でたずねた．一方，調査2では，原子力発電の△発電量が一日の中でも大きく変動するので調整のためのバックアップ電源が必要〇 強 みの 認知〇大量の電気を一定して発電し続ける100%「あてはまる」の比率〇電気代を安くすることが
できる

80%
60%

火力
原子力
太陽光・風力40%
20%△事故になれば確実に多くの死者がでる〇温暖化対策やカーボン
ニュートラルの有力な
手段になる

0%

△排出物や廃棄物が環境汚染や健康被害を生む△弱 みの 認 知

実線は20代
破線は60代△国際状況や資源国の思惑で燃料不足になる△必要な資源が将来枯渇する

図 4 各電源についての強み・弱みの認知「あてはまる」の比率
0%〇強みの認知

20%

40%

60%
46
42

〇大量の電気を一定して発電し続ける

70
68
44

〇電気代を安くすることができる

38〇温暖化対策やカーボンニュートラルの有力な手段になる

34
32
35
39

100%
20代調査1
20代調査2 A群
20代調査2 B群
60代調査1
60代調査2 A群
60代調査2 B群

79

48
57

49
46
48
48

△事故になれば確実に多くの死者がでる

45△排出物や廃棄物が環境汚染や健康被害を生む

43△弱みの認知

80%
63

79

53

78
74
73

58
69

77

82

図 5 原子力発電の強み・弱みの認知 調査 1 と調査 2 の比較

90

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-3

強み・弱みとされる5項目に絞って，すなわち，全項目で24

3.3 リスクフォーカス操作

あてはまるを選択しても正答といえるなかで，原子力発

3.3.1 リスクにかかわる認識

電があてはまるかどうかを同じ3択でたずねた．
調査1は，その強み・弱みの特徴があてはまるのは3電源のうちどれかという判断になりやすいのに対し，調査2

原子力発電の事故や放射性廃棄物の不安や，真実公表

は，その特徴は原子力発電にあてはまるといえるかどうへの不信，原子力発電のリスクへの同意の比率を図6に示かの判断になると考えられる．

す．原子力発電のリスクにかかわる認識が多いのは，60

具体的にいえば，「事故になれば確実に多くの死者が代女性 > 60代男性 > 20代女性 > 20代男性である．20代

でる」は，20代の調査1では79%だが，20代の調査2ではは原子力発電のリスクにかかわる認識が60代より20ポイ

A群53%とB群43%で大幅に低い．つまり，この特徴はントほど少なく，同年代では男性のほうが少ない．

「3電源の中では火力でも太陽光・風力でもなく原子力に

しかし，60代よりは少ないものの，20代においても原あてはまる」と判断されるが，原子力発電だけの評価

子力発電にはテロや戦争，地震のリスクがあることや，で，確実に多くの死者がでるとまで思わない人が，20代事故のリスクがない社会を将来に引き継ぐべきとの考えでは相当数いることを示している．この項目も60代は調への同意は6～7割ある．したがって，これらの質問に回査1と調査2の差が十数ポイントと小さい．60代は，他の答する過程で，20代の人も日頃あまり念頭にない原子力

電源と相対評価しなくても，この弱みが原子力発電に強発電のリスクの側面に意識を向けたとみなすことができく結びついているといえる．

る．
｢非常に, かなり不安｣｢そう思う, ややそう思う｣の比率
0%

20%

40%

60%

40

原子力施設の事故の不安

56
59

42

放射性廃棄物の処理・処分の不安

80%

58
48

原子力発電の安全性について国や電力会社は本当のことを公表していない

100%
20代男性
20代女性
60代男性
60代女性

73
66

78

56

73

83

72
76

原子力発電の事故のリスクがない社会を将来に引き継ぐべきだ

89
93

70
69

原子力発電はテロや戦争で攻撃されるリスクが大きい

64

日本は地震国だが原子力発電所は地震に対して万全の備えができない

87
88

73

78

86

図 6 原子力発電のリスクにかかわる認識｢知っている, だいたい知っている｣の比率
0%

20%

40%

60%

福島原発事故では、８万人あまりの住民が避難を強いられた。除染が進み、一部地区を除いて避難指示は解除されたが、今も２万人を超える住民が戻っていない。

57

今も福島第一原発では日々汚染水が発生している。汚染水は放射性物質を取り除く処理をし、敷地を埋め尽くす約１０００基のタンクで貯蔵されている。

90
88

63
82
79

52

40

69

処理水には取り除けない放射性物質がわずかに含まれるが、安全基準を十分満たすように薄めて海洋に放出する計画。来年春の放出が目指されているが、漁業者は反対している。

高レベル放射性廃棄物はきわめて強い放射線を出すために、数万年にわたって人間の生活環
境から隔離する必要がある。

100%

67
64

2011年の東日本大震災によって、福島第一原発では炉心が溶ける深刻な事故が起こり、大量の放射性物質が漏れて周辺地域を汚染した。

2021年に水戸地方裁判所は広域避難計画ができていないことを理由に、東海第二原発の再稼動を認めない判決を出した。

80%

36

81

66
27

37
38
35

図 7 原子力発電に関するネガティブな事実認知

81

53

47
47
56

73

20代男性
20代女性
60代男性
60代女性

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-3

3.3.2 ネガティブな事実の認知

25

事前と事後のリプレース賛否を図8に示す．どの性年代層でも事後のほうが，反対が若干多いか，賛成が若干少原子力発電に関するネガティブな事実――具体的にない．ただし，差は4ポイント以下でわずかである．

は，福島第一原子力発電所事故の放射性物質による周辺

20代

地域の汚染，多数の住民避難，発生し続ける汚染水，処理水の海洋放出，運転差し止め判決，高レベル放射性廃100%

棄物の数万年隔離――について「知っている＋だいたい
知っている」の比率を図7に示す．知っている程度は多い

男性

女性

男性

女性

4 5
7 10

4
7

15 17

12 15

14 11

16 17

どちらかと
いえば反対

41 41

どちらとも
いえない

23 21

どちらかと
いえば賛成

9

賛成

6
7

80%

順に，60代男性 > 60代女性 > 20代男性 > 20代女性であ60%

る．20代はネガティブな事実の認知が60代より20～30ポ

40%

イント少ない．同年代では，前項のリスクにかかわる認

60代

44 43

30 29
20%

識とは異なり，ニュース接触と同様に女性のほうが10～0%10数ポイント少ない．

51 54

29 26

1 5 14

10 9

前 後

前 後

つまり，20代ではこれら原子力発電に関するネガティブな

＊

26 26
26 30
21 17
前 後

8

反対

前 後

＊は対応のあるサンプルのｔ検定で前後に有意差あり

事実を知らなかった人が多いということであり，これらの質

図 8 事前と事後のリプレース賛否問文を読むことによって，20代もそれまで知らなかったネガ
ティブな事実にふれたとみなすことができる．

前後を要因として対応のあるサンプルの t 検定の結果，20代，60代，男性，女性のいずれの層においても有3.3.3 ニュース接触との関係

意差があり，事後のほうが否定的であった．しかし，性回答者ごとにカウントしたネガティブな事実の認知数
は，どの性年代層においてもニュース接触と0.2～0.3の相関があり，ニュース接触が多いほどネガティブな事実を認知している傾向がある（表1）．
また，回答者ごとにカウントした図6の不安・不信・リ

年代別では，60代女性のみ t = 2.43 (199 ), p = .02 で有意差が認められた．60代女性は，リスクフォーカスにより，リプレースにやや否定的になったといえる．

3.4.2 個人の回答の動き

スク同意数も，20代は男女ともにニュース接触と0.2の相関があり，ニュース接触が多いほど原子力発電のリスク

表2にリプレース賛否の前後のクロス表を示す．どの性
年代層でも，前後が一致する対角線上のセルを挟んで，に関わる認識が多い傾向がある．
若年層はニュース接触が低い（第3.1節）ことをふまえると，若年層のニュース接触の少なさが，原子力発電のリスクにかかわる認識の少なさや，ネガティブな事実認

否定側と肯定側のセルの人数がおおむね対称的となる分布になっている．対称の位置にあるセル同士を比べると，否定側のほうが若干多い傾向がある．

知の少なさの一因になっているといえる．
表 2 リプレース賛否の前後のクロス表
表1 リスクに関わる認識とニュース接触の関係
20 代男性 20 代女性 60 代男性 60 代女性
ネガティブな
事実の認知数

不安･不信･リ
スク同意数＊p<0.05

平均個数

3.2

2.6

4.5

3.9

ニュース接触との相関係数0.32**

0.28**

0.21**

0.28**

3.4

3.9

4.6

5.0

0.24**

0.16**

0.09*

0.07

平均個数
ニュース接触との相関係数事
前**p<0.01

3.4 個人内の回答の動きでとらえるリスク
フォーカスの影響
3.4.1 リプレース賛否の変化

事
前20 代男性事後＋＋ ＋ ± － －－
＋＋ 23
6
0
1
0
＋
5
42
9
3
1
±
0
9
75
4
0
－
0
0
2
11
1
－－
0
0
0
1
7

60 代男性事後＋＋ ＋ ± － －－
29
8
1
0
3
3
44
5
0
0
0
4
42
2
3
0
3
2
17
5
1
0
2
3
23

20 代女性事後＋＋ ＋ ± － －－
＋＋ 12
5
2
0
0
＋
2
37 17
2
0
±
3
9
81
5
3
－
0
0
6
6
2
－－
0
0
1
1
6

60 代女性事後＋＋ ＋ ± － －－
12
4
0
0
1
3
26 13
4
0
0
10 63
7
2
0
1
4
19
8
0
0
1
3
19

＋＋賛成．
－－反対．

＋どちらかといえば賛成．
－どちらかといえば反対．

±どちらともいえない

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-3

表3に前後の動きを整理して示す．前後の回答が一致している「変化なし」は，年代にかかわらず男性で8割弱，26

結果を一覧表で示す．A群とB群でリプレース賛否に有意差があったのは，20代男性と60代女性である．

女性で7割である．リスクフォーカスの影響として予想さ図9の回答分布で確認すると，60代女性は，A群で反対れるのは否定方向への変化だが，どの性年代層でも肯定側が11ポイント多く，リスクフォーカスの影響が認めら方向に動いた人が1割前後いる．しかし，どの層でも否定れる．

方向に動いた人が1.5倍以上と多いために，結果として，一方，20代男性は，有意差はあるがA群とB群の差は小

前項の図8の回答分布の差が生じている．否定方向に動い

さく，想定に反してA群で賛成が6ポイント多い．20代男

た人数，否定方向と肯定方向の人数の差のいずれも女性

性は，少なくとも，リスクフォーカスによって否定的ににやや多いが，年代差はない．

はなっていない．

性別と「リプレース賛否の動き」は，独立性の検定で

χ = 6.92, 自由度2, p = 0.03で有意であり，調整済み残差
2

20代の分析から，男性で「変化なし」が有意に多く，女性で

男性
＊
4 8
10 8

100%

「否定方向」が有意に多かった．
年代と「リプレース賛否の動き」は，独立性の検定で

χ = 0.27, 自由度2, p = 0.87で有意ではなかった．
は，女性でやや多い傾向は認められたが，20代で多い傾向はなかった．

20%

29

（人）
60 代女性

計

変化なし

158

142

155

139

594

否定方向

25

36

27

39

127

19 15

46

55 51

26 29

26

47

28 27
23 25

26 30
16 17

15 1 2

6

A群 B群

A群 B群

0%

60 代男性

5
9

6
8

女性
＊
16 11
10
16

39
40%

20 代女性

男性

11 13
42

60%

したがって，リスクフォーカスに対応する方向の変化

20 代男性女性

80%

2

表 3 リプレース賛否の動き

60代

6

A群 B群

6

8

反対
どちらかといえば反対どちらともいえない
どちらかとい
えば賛成
賛成

A群 B群

＊はｔ 検定でAB間に有意差あり

図 9 リプレース賛否 A 群と B 群の比較

肯定方向

17

22

18

22

79

(否定方向―
肯定方向)

（8）

（14）

（9）

（17）

（48）

計

200

200

200

200

800

3.5.2 原子力発電の弱みの認知への影響「事故になれば確実に多くの死者がでる」という弱みが「あてはまる」は，20代男性と20代女性では，A群で3.5 条件間比較でとらえるリスクフォーカ
スの影響有意に多い（図10，表4）．
「排出物や廃棄物が環境汚染や健康被害を生む」も，60代男性を除いて，A群で有意に多い（図11，表4）．こ3.5.1 リプレース賛否への影響の項目のほうがAB間の差が大きく，リスクフォーカスの影響が大きいことがうかがえる．

表4にA群とB群の評定平均値の差の検定（t 検定）の
表 4 A 群(リスクフォーカス)と B 群(脱炭素有効性説明)の評定平均値の比較
20 代男性A群

20 代女性B群

60 代男性

A群

B群

A群

B群

60 代女性
A群

B群

リプレース賛否3.42 > 3.27

＊

3.19

3.21

3.11

3.19

2.89 < 3.10

大量の電気を一定して発電し続ける

2.39 > 2.26

＊

2.18

2.17

2.60

2.63

2.60

2.54

電気代を安くすることができる

2.29 > 2.11

＊

2.15

2.15

2.19

2.19

2.28

2.28

温暖化対策やカーボンニュートラルの有力な手段になる

2.13

1.99

2.08

2.32

2.34

2.21

2.25

事故になれば確実に多くの死者がでる

2.30 > 2.18＊

2.38 > 2.25

＊

2.67

2.64

2.72

2.67

排出物や廃棄物が環境汚染や健康被害を生む

2.40 > 2.16＊

2.40 > 2.23

＊

2.60

2.58

2.75 > 2.60

2.12

注：値が大きいほどリプレースに肯定的，強み弱みの各特徴を認める傾向を示す．＊印はｔ検定で A 群と B 群に有意差あり＊＊

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-3

この理由として，リスクフォーカス操作の一環として20代の質問であるネガティブな事実認知（図7）をみると，「高レベル放射性廃棄物はきわめて強い放射線をだすた
めに，数万年にわたって人間の生活環境から隔離する必

47％，20代女性は38％と低いことがわかる．高レベル放射性廃棄物に数万年隔離が必要であることを知らなかっ

60代

男性

女性

＊

＊

24 25

15 21

100%
80%

要がある」を知っていたのは，60代男性は73％と多いが，有意な変化があった60代女性は56％，20代男性は

27

33

23

60%

32

54

女性

10 10
13 16

6 7
16 20

77 74

78 74

あてはまら
ない

33
わからない

40%
20%

男性

53 46

43

あてはまる

た人が多いことや，放射性廃棄物は人々の注意が向きやすい問題であるために，質問文のなかで情報にふれた影

0%

A群 B群

A群 B群

A群 B群

響が大きくでたと考えられる．

A群 B群＊はｔ 検定でAB間に有意差あり

参考までに，表4で強みの3項目をみると，「温暖化対策やカーボンニュートラルの有力な手段になる」は，ど図 10 「事故になれば確実に多くの死者がでる」
A 群と B 群の比較の性年代層でもAB間に有意差がない．B群では原子力発電の脱炭素における有用性に関する情報を提示したにも20代かかわらず，情報の効果は認められなかった．
また，20代男性では「大量の電気を一定して発電し続ける」と「電気代を安くすることができる」という強みの認知はA群のほうが多い．この理由はわからないが，もあるという意識が生じた，あるいは，弱みだけでなく強みも認めるというバランスを働かせたなど，可能性と

女性

男性

男性

女性

13 13

7 8
11
25

＊

100%

21 25

15 21

19

30

60%

あてはまら
ない

36

33

わからない

40%

61

55

42

20%

＊
14 17

80%

たとえば，リスクフォーカス操作で原子力発電のリスクに焦点があてられたことで，リスクだけでなくメリット

60代

73 70

82

68

44

あてはまる

してはいろいろ考えうる．単純な反応ではないが，少な
くとも，A群で強みの認知が多かったことは，20代男性

0%

A群 B群

A群 B群

A群 B群

はA群のほうがリプレースに肯定的であったことと整合
する．

A群 B群

＊はｔ 検定でAB間に有意差あり

図 11 「排出物や廃棄物が環境汚染や健康被害を生む」 A 群と B 群の比較

3.5.3 電源選択基準への影響
20代男性，20代女性ともに，「安全に発電できる」は2割以下にとどまり，「電気料金が安い」が5割近くをし性年代別に，重視する観点とAB2群の独立性を検定した結果，60代女性においてのみ，χ = 24.98 (3 ), p = 0.00で80%

有意であった．「安全に発電できる」はA群で10ポイン
ト多く，60代女性はリスクフォーカスによって安全の重60%

視度があがったといえる．

40%

女性

男性

16 16

20 16

29 23

25 20
14

16

21

は増えたが，電源選択で安全を重視する程度は変わらな

＊

15

17
18

30
17

48
20% 4545 50

意な差は認められなかった．20代は，リスクフォーカス
によって，前項で示したように原子力発電の弱みの認知

女性

男性
100%

2

一方，20代男性と20代女性は，A群とB群に統計的に有

60代

20代

め，60代とは大きく異なっている（図12）．

42

26
19

26 32

32

安全に発電できる22

安定して十分供
給できる

22

地球温暖化への影響が少ない24

電気料金が安い

28
16
15

0%

A群B群

A群B群

A群B群

A群B群

＊はχ2検定でAB間に有意差あり

かった．

4. まとめと考察

図 12 発電で最も重視する観点
A 群と B 群の比較

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-3

4.1 原子力発電に関する知識の年代差

28

変化量は小さいながらも，リスクフォーカスによってリプレースに統計的に有意なレベルで否定的変化があっ本論文では，20代と60代を対象とするWeb調査で，原子力発電に関する知識や認識を把握した．

たのは，60代女性のみであった．60代女性は，リスクフ
ォーカスによって，放射性廃棄物の面での原子力発電の20代は，原子力発電を含めて電源の強み・弱みの認知

弱みの認知が増え，電源選択基準における安全の重視度

が60代より低かった．若年層の原子力発電に関する知識も高まっていた．リプレースの賛否だけでなく，その要が少ないことは，「あなたは原子力発電について知って因となるような認識にも整合する内容の変化が認められいるほうですか」というような，主観的自己評価の質問

た．

で把握されることが多いが，今回，実際に知識が少ない
ことが確認できた．

一方，60代男性は，原子力発電の弱みの認知，電源選
択基準，リプレース賛否のいずれも，リスクフォーカス

20代は，ニュース接触や原子力発電に関するネガティの影響は認められず，性年代4分類のなかで最も態度変化

ブな事実認知や原子力発電にかかわるリスクの認識のいしにくい層といえる．少なくとも60代については，女性

ずれも60代より少なく，ニュース接触が少ないほど，このほうが原子力発電の利用態度が変化しやすいという先

れらの認知や認識が少ないという相関関係が認められ

行研究（永井・林, 1999; 北田・林, 2000; 北田, 2006）のた．これらの特徴は，北田（2022）で原子力発電利用態結果と一致する．

度の年代差の要因として報告されているものであり，本また，他の性年代層と比べ，ニュース接触が多く，原

論文のリサーチクエスチョンの前提となる知見である．

子力発電に関するネガティブな事実認知が多い60代男性

それが本論文の調査においても確認できたといえる．

が，最も変化しにくい層であったことは，「原子力発電

保高（2018）によれば，若年層は自分の関心のある情に関する知識がないと答えている人のほうが，態度の強報だけを効率よく収集したいと考えており，関心や趣味

度が弱く，態度が動きやすい」という永井・林（1999）

嗜好に合うものをあらかじめ選べるSNS系のメディアの結果と整合する．

や，検索履歴などから好みの情報を勧めるYouTubeなど

リプレースに否定的変化が認められなかった20代男性のメディアが，若年層の情報源として存在感をもつといと20代女性は，リスクフォーカスによって，放射性廃棄う．本論文の調査では，世の中の動きを知る方法は，20物の面だけでなく事故時の被害の面でも原子力発電の弱代においても「ニュースに限らずSNSなどから情報を能

みの認知は増えた．それにもかかわらず，電源選択基準

動的に得る」よりも「スマホやパソコンでニュースを見における安全の重視度はあがらず，リプレースに否定的る」が大きく上回った．情報ツールや情報技術の急速なにはならなかった．20代は，電源選択基準として電気料変化にともなって人々の情報源は変化しており，若年層

金の安さを最も重視しており，リスクフォーカス操作をはそもそもニュース接触が顕著に少ないという限界があしても変わらなかった．北田（2022）では，20代が経済る．しかし，若年層においても依然として，ニュースはを重視する傾向も，原子力発電の利用に肯定的な要因の社会の問題についての事実認知や，その問題や事実を社１つであることが示されている．若年層は，高年層ほど会がどう評価しているかについての認知に一定の影響力

リスクに特に重みを置いて判断していないために，リスをもつことが示唆される．

クフォーカスの影響を受けにくいと考えられる．

4.2 リスクフォーカスの影響

4.3 補足 回答のゆれと変化

質問構成や質問文に含まれる情報によって原子力発電

第3.4.2項の個人内のリプレース賛否の前後の動きの分のリスクにフォーカスすることが，リプレース賛否に与析では，リスクフォーカスから想定される方向とは逆のえる影響について，リスクフォーカス前後の個人の回答

肯定方向に動いた人が1割前後いるが，否定方向に動いたの動きと，リスクフォーカスした群としなかった群の条人のほうが多いために，事後のほうがやや否定的な回答

件間比較という，2つのアプローチで分析した．その結分布になっていることがわかった．このような関係は，

果，いずれの分析でも，20代が60代より変化しやすい傾

どの性年代層でも同様にみられた．

向は認められなかった．若年層は，原子力発電のリスク

個人の回答の動きについて，北田（2008）は，同一人に意識を向けたり，リスク面のネガティブな情報に接しに1年間隔で実施したパネル調査で分析している．前後のたからといって，利用についての態度が容易に否定的に回答分布に変化がなくても，個人の前後の回答の一致率変わるのではないことが示された．

はかなり低いという実態があり，個人の回答（ミクロ）INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-3

はゆれているが，集団（マクロ）では，個人の回答のゆれはあたかもランダムにみえる動きになっていて，集積されると相殺され，安定した回答分布が得られていると

引用文献
Analysgruppen, “More than half want to build new reactors if

いう意識調査の回答の性質を報告している．これは個々

needed,” 2022, [internet],の回答者の意見はそれほど確定的なものではないことを<https://www.analys.se/engelska/opinion-polls/> (cited示すもので，自分自身がアンケートの質問に回答する際

2023 July 25).

の実感に合うように思われる．
本論文における前後のクロス表でも，対角線上のセルを挟んで肯定側と否定側で対称的な分布となっており，全体（集団）では両方向の動きが相殺されることがわかる．つまり，回答の動きには，実質的変化とはいえな
い，回答のゆれが含まれている．回答のゆれは，測定方法の問題で回答が安定しない，あるいは，明確な態度が形成されていないために回答が安定しない，などによって生じると考えられる．
本論文の調査はパネル調査ではないが，リスクフォー
カス前後に同じ質問をし，事後の回答時に自らの事前の回答を見ることができないWeb調査の設定であったために，回答のゆれが生じやすかったと考えられる．肯定方

29

朝日新聞 (2022). 世論調査のトリセツ 原発再稼動賛否の差は縮小傾向. 2022 年 3 月 11 日付記事.
Bisconti, A. (1999). Perspective on public opinion, 1999 May,
Nuclear Energy Institute.
Bisconti, A. (2022). “Record High Public Support for Nuclear
Energy, 2022 National Nuclear Energy Public Opinion
Survey Finds,” 2022 June 3. [internet],<https://www.bisconti.com/blog/public-opinion-surveyfinds> (cited 2023 July 25).
Bisconti,,A. (2023). “2023 National Nuclear Energy Public
Opinion Survey: Public Support for Nuclear Energy Stays
at Record Level For Third Year in a Row,” 2023 May 31

向の動きには，リスクにフォーカスした質問構成や2度繰

[internet], <https://www.bisconti.com/blog/public-opinion-

り返される賛否の質問から透ける，調査側の意図への反2023?rq=2023> (cited 2023 July 25).

発で生じた変化が含まれている可能性はあるが，多くは回答のゆれと考えられる．
したがって，リスクフォーカスの影響として「否定方向への変化だけでなく肯定方向への変化も生じる」と解釈するのではなく，回答のゆれは否定方向にも同様に生じることをふまえて，否定方向のうち肯定方向で相殺さ

保髙 隆之 （2018）. 情報過多時代の人々のメディア選択――「情報とメディア利用」世論調査の結果から
放送研究と調査, 68(12), 20-45.
<https://www.jstage.jst.go.jp/article/bunken/68/12/68_20/_
pdf/-char/ja>（2023.4.19 最終確認）
岩井 紀子・宍戸 邦章（2013）. 東日本大震災と福島れる分を上回る動きを変化とみるのが妥当と考えられ第一原子力発電所の事故が災害リスクの認知およびる．

原子力政策への態度に与えた影響 社会学評論,64(3), 420-438.

おわりに北田 淳子・林 知己夫 (2000). 東海村臨界事故が公衆の原子力発電に対する態度に及ぼした影響 INSS

本論文では，若年層は，高年層と比べて，ニュースへの接触が少なく，原子力発電のリスクにかかわる認識やネガティブな事実認識，原子力発電の弱み・強みの認知も少なく，原子力発電の利用に肯定的であることが確認された．しかし同時に，そうだからといって，「若年層が原子力発電のネガティブな事実についての情報にふれて，原子力発電のリスクの側面に意識を向ければ，利用についての態度が容易に否定的に変わる」というものではないことが示された．若年層が原子力発電の利用に肯定的なのは，単なる関心や知識の不足だけによるものではないことを示している．若年層が高年層より原子力発電の利用について肯定的な実態と要因については別に論文を発表する予定である．

JOURNAL, 7, 25-44.
北田 淳子 (2006)．広報パンフレットの効果測定に関する研究――パンフレットの構成要素が態度変容に及ぼす効果 広告科学, 47, 17-32.
北田 淳子 (2008). 意識調査における回答変動の検討――実質的変化と回答のゆれの分離 行動計量学,
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北田 淳子 (2022). 若年層の原子力発電利用態度が高齢層より肯定的なのはなぜか 日本原子力学会 2022 年
秋の大会予稿集, 1K08.
松本 正生 (2021)． 2021 年 2 月 13 日実施全国世論調査の分析と結果. (株)社会調査研究センター.
<https://ssrc.jp/blog_articles/20210213.html>（2023.4.19

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-3

最終確認）.
村上 朋子 (2017). 平成 29 年第 5 回原子力委員会資料第1-1 号 エネルギーとリスクに関するコミュニケー
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<https://www.nhk.or.jp/bunken/research/yoron/pdf/202107
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9784900622166．
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214-235．
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005-03.pdf>（2023.4.19 最終確認）
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for nuclear in UK and Switzerland,” 2023 March 10,[internet], <https://world-nuclear-news.org/Articles/Pollsfind-strong-support-for-nuclear-in-UK-and-Sw> (cited
2023 July 25).

30

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-4

312050 年カーボンニュートラル実現に関する人々の意識
People's Attitudes toward Achieving Carbon Neutrality in 2050

夛田幹宏（Mikihiro Tada）＊1

要約 カーボンニュートラルに関する人々の意識について調査を行ったところ，「2050 年カーボ
ンニュートラル実現」という目標の共有は道半ばであると言える．カーボンニュートラルという言葉を知っている人は増加しているものの，内容の理解や判断，考え方につながるような認知のされ方はなされていない．カーボンニュートラルについての認識を分析したところ，「社会問題に詳しくない層」に届いていないことが分かった．今後，カーボンニュートラルに関する情報の到達度が高まるようにするためには「社会問題に詳しくない層」に対する研究が求められると考「情報を論理だ
える． より多くの人々とより良い対話を進めるための情報発信をする場合には，てて処理するための科学的に裏付けのある情報提供」とされるものに依存して発信することには，一定の限界があると言わざるを得ない．とくに「社会問題に詳しくない層」に対して提供できる情報量は限られているため，情報共有の動機づけを高めていくような取組みが必要となる．
キーワード

カーボンニュートラル，意識調査，Web アンケート調査，インタビュー調査

Abstract In this paper, we surveyed people's attitudes toward carbon neutrality. It can be said that the goalof becoming carbon neutral by 2050 is still in the process of being shared with the Japanese people.
Although the number of people who are aware of the term "carbon neutral" is increasing, it was found thatthe awareness of the term has not led to an understanding of its contents, judgments, or ways of thinking.
Analysis of the groups that are not aware of the carbon neutrality issue shows that it does not reach "those
who consider themselves to be unfamiliar with social issues." To increase the dissemination of carbon
neutral information in the future, it is necessary to study how to reach those "people who consider
themselves to be unfamiliar with social issues.” However, there is a limit to the amount of information thatcan be provided to them by relying on "providing scientifically supported information to process
information in a logical manner." The amount of information that can be provided to this group is limited,and efforts to motivate them to share information are needed.
Keywords carbon neutrality， awareness survey， web survey， interview survey

1．
． はじめに府方針は，一般の人々が持つ，将来のエネルギー供給の在り方に関する意識からすると，共有することが難しい

2020 年 10 月 26 日，菅内閣総理大臣は所信表明演説にと考えられる．カーボンニュートラル実現に向けた，

おいて，日本が 2050 年までにカーボンニュートラルの実

様々な脱炭素技術の導入の背景には，様々なリスクが存現を目指すことを宣言した．カーボンニュートラルとは在し，そのリスクの共有なしに，とりうる選択肢の結果

温室効果ガスの排出を「全体としてゼロに」することでを共有したとしても，なぜその選択肢を政府やエネルギある．この目標について，2021 年 10 月 22 日に閣議決定

ー事業者が選択しているのかについての緩やかな合意はされた「第 6 次エネルギー基本計画」では，「2050 年カー得られにくい．
「排除せず，全て使う」という考え方に基ボンニュートラルという野心的な目標の実現を目指し，づく対話は，一般の人々からすると一方向的な対話と受あらゆる可能性を排除せず，使える技術は全て使うとのけ取られる可能性がある．社会においてこれまでにも増発想に立つことが今後のエネルギー政策の基本戦略となしてリスク・コミュニケーションの取組みを深めていくる」とされている．

必要がある．また，カーボンニュートラル実現に向けた安全の確保を大前提としつつ，安定的で安価なエネル

コミュニケーションでは，従来よりも多くの情報量の提ギー供給を目指すことは当然の前提としながら「あらゆ供と共有が求められる．このため，送り手はよりコミュる可能性を排除せず，使える技術は全て使う」という政＊1

元(株)原子力安全システム研究所 社会システム研究所 現（一社）日本原子力産業協会

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-4

ニケーションを受ける人の理解に寄り添ったコミュニケーションを展開することが求められると考えられる．

2．
． 目的

32

考慮した大量のサンプルを確保することが可能な Web ア
ンケート調査を採用した．結果は，母集団に対する統計的な代表性を担保するものではないことを踏まえて理解されるべきである．
Web アンケート調査の実施は， 2022 年 6 月 24 日～27
日に行っている．7,000 人から 15 問の質問に対する回答を得た．具体的な質問文は Appendix A を参照されたい．

本稿では，2050 年カーボンニュートラルに関連する背調査対象者については，調査会社登録モニターの中か

景情報の認知状況を把握し，そのうえで，より良い対話

ら募集を行っている．令和 2 年国勢調査の調査結果を基を進めるための留意点を整理する．

に，居住地域，性年代（年代区分は 5 区分）を人口分布

認知状況を把握する調査の質問では，カーボンニューに偏りがないように割付を行って回収している．

トラルを含めた，エネルギーや地球温暖化に関する情報

インタビュー調査は，2022 年 10 月 24 日，実験群 10の接触状況を把握するとともに，カーボンニュートラル

人，11 月 3 日に実験群 10 人の調査を実施している．調そのものの認知状況（言葉と定義，実現の難しさの受け

査方法はグループインタビューを採用し，模擬説明会を止め等）を把握する．さらに，実現するための技術や仕最初に体験してもらい，その後，インタビューを実施す

組みに関する必要性，目標に対して取り組むべき主体のる流れとなっている．調査は，統制群と実験群それぞれ認識の度合，カーボンニュートラル実現の過程で発生す男女グループに分けて 4 グループ実施している．

るリスクの受容度について把握する．

統制群では，カーボンニュートラルに関する人々のリあわせて，カーボンニュートラルに関する人々のリアアルな受け止めを確認して，対話を進める上での課題をルな受け止めを確認するべく模擬説明会を開催し，エネ検討している．実験群では，統制群で把握した課題を踏

ルギー問題における 2050 年カーボンニュートラル実現に

まえ，より良い対話につながる方法を検討し，その内容関するより良い対話を進めるための留意点を整理する．

を，実験条件として統制群の進め方に追加して実施している．評価については，グループインタビューで集めたインタビューデータを基に受け止めの差を把握し，より

3．
． 方法
3．
．1 調査実施概要

良い対話につながる方法や進め方を検討している．
多様な受け止めのあるテーマであるため，リクルーテ
ィング条件では，調査会社の登録モニターの中から近畿

調査は Web アンケート調査とインタビュー調査を実施している．インタビュー調査は，Web アンケート調査の定量調査では調べることのできない参加者の心理や関心を把握するために実施している．Web アンケート調査の選択については，母集団から無作為抽出できる従来型調査が適しているが，本稿では，性・年代，地域の分布を

2 府 4 県在住者を集め，性年代の比率，原子力発電再稼
動賛否比率，社会問題に対する詳しさの参加者内の構成が，統制群と実験群が同一となるように設定してリクル
ーティングを行っている．最終的に，京阪神の都市部に住む 20 人が参加した．

表 1 調査概要
Web アンケート調査
調査対象者

インタビュー調査

近畿 2 府 4 県在住， 20 歳代から 60 歳代の男⼥

近畿 2 府 4 県在住， 20〜60 歳代の男⼥から募集し，京7,000 ⼈阪神の都市部に住む参加者 20 ⼈．

※令和 2 年国勢調査の結果を基に割付を実施し，※原⼦⼒発電の再稼動賛否について中間的な態度を持つ

居住地域，性年代（年代区分は 5 区分）で分布に⽅を中⼼に集める．男⼥割合および主観的な設問による偏りがないように回収「社会問題に対する詳しさ」の割合は表 2 のとおり．

募集⽅法

調査会社モニターから協⼒者を募集

調査⽅法

Web アンケート（15 問）

グループインタビュー（60 分）

調査時期

2022 年 6 ⽉ 24〜27 ⽇

2021 年 10 ⽉ 24 ⽇，11 ⽉ 3 ⽇

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-433

表 2 インタビュー調査参加者の内訳

男性

性年代の構成

⼥性

原⼦⼒発電
再稼動意向

社会問題に対する
詳しさ

統制群
10 ⼈

20 歳代 0 ⼈
30-40 代 2 ⼈
50-60 代 3 ⼈

20 歳代 0 ⼈
30-40 代 2 ⼈
50-60 代 3 ⼈

賛成 1 ⼈
中間８⼈
慎重 1 ⼈詳しい 4 ⼈
詳しくない 6 ⼈

実験群
10 ⼈

20 歳代 0 ⼈
30-40 代 2 ⼈
50-60 代 3 ⼈

20 歳代 0 ⼈
30-40 代 2 ⼈
50-60 代 3 ⼈

賛成 1 ⼈
中間８⼈
慎重 1 ⼈

詳しい４⼈
詳しくない 6 ⼈

3．2 グループインタビュー調査の流れ
調査時間は 60 分とし，25 分間はカーボンニュートラ
ルに関する説明会を行って，その後，グループインタビ
ューを行っている．
冒頭で事前にアンケート回答を求め，その後，説明資料を基に，日本のエネルギーの状況とカーボンニュート
ラルに関する説明を行った．説明の途中でも随時質問が「2．カーボンニュートラルの実現に向けて」の説明資料を用意した．
「2050 年カーボンニュートラル」「カーボ
ンニュートラルを実現するためには」「カーボンニュート
ラル実現のためのポイント」である．図１の通り．
図１ 『2．カーボンニュートラルの実現に向けて』説明資料
（3 枚）
（1/3）

できるよう配慮し，説明者は双方向的な形式に気を配り説明会を行った．説明終了後にアンケートに記入してもらい，その後，休憩を挟んで説明内容に関するインタビューを実施している．

3．3 説明会資料の作成
本調査で使用する説明資料は，夛田(2021)の資料を基に作成した．説明資料の内容は表 3 の通り．全部で 17 頁のスライドを準備して説明している．また，エネルギーについてより理解が深まるよう，「1．日本のエネルギーの状況」の後にはエネルギーミックスに関するアニメー
ション動画(約 4 分)を視聴，「2．カーボンニュートラル
の実現に向けて」の後に，原子力発電所の安全対策（福島第一原子力発電所事故後の対策）に関する動画(約 5分)の視聴を配している．なお，説明は全ての会で筆者が行った．
表 3 説明会資料の内容一覧
１． ⽇本のエネルギーの状況
２．カーボンニュートラルの実現に向けて
３．原⼦⼒発電の安全対策について
４．エネルギーミックスの重要性（2/3）

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-4

（3/3）

34

る」と回答している．しかし，内容理解については74%の人々が，カーボンニュートラルに関して，まったく知らない（「聞いたことがあるが，内容まではわからない」と「聞いたことがない」の合計値）状況であることがわかる．
問 カーボンニュートラルに関連することでご存知のことをお答えください．
『カーボンニュートラルという⾔葉』(ひとつだけお選びください)
聞いたことがあり,内容まで知っている
聞いたことがあるが,内容まではわからない
聞いたことがない

26

3．4 説明会開催前・後のアンケート
0%

56
25%

50%

18
75%

100%

説明会開催前後のアンケートは，参加者の態度の把握，説明会全体の評価，表 3「1．日本のエネルギーの状
況」から「3．原子力発電の安全対策について」の話題の図 2 カーボンニュートラルという言葉の認知評価を行っている．具体的な質問文は Appendix B を参照．

3．5 インタビュアーによる評価
インタビュアーは１名が担当した．インタビューの所
感評価については，筆者とインタビュアー，調査補助者
1 名での合議を経て，最終評価とした．
統制群では，説明会の内容がどのように受け止められているか，また，どのように伝えると理解が深まるか
等，メモを取って記録している．実験群では，その内容

4．2 実現目標に対する受け止め
2050 年カーボンニュートラル実現という目標に対する位置づけ（定義と実現に対する展望）に関する提示文章，
図 3 を示して，目標の実現性に対する受け止めを把握した．結果は図 4 である．
「とてもそう思う」と答えた人は 18%と少なく，80%の人々が中庸（「ややそう思う」「どちらでもない」「あまりそう思わない」の合計値）な回答をしている．
2050 年カーボンニュートラルの実現という目標の難しさを強く認識している人々は 2 割程度 にとどまる結果とを実際に実践し反応を確認しメモを取って記録していなった．カーボンニュートラル実現の難しさが，困難なる．

目標であることは認識されていない．

4．Web アンケート調査結果と考察「カーボンニュートラル」とは、「地球温暖化に影響のある温室効果ガス(主に CO2)の排出量をできるだけ削減し、削減できなか

4．1 カーボンニュートラルに関する認知状況ったものを何らかの⽅法で吸収または除去することにより、実質的な CO2（カーボン）の排出量をゼロにすること」であり、⽇本も含めた 120 以上の国と地域が「カーボンニュートラル」を⽬標として掲げています。

人々のカーボンニュートラルに関する認知状況を図 2に示す．
「カーボンニュートラル」という言葉を「聞いた※CO2 の排出量ゼロのためには、今後の開発で実現可能にしていかなければならない技術と、社会が排出量ゼロのために、受け⼊れて利⽤しなければいけない既存の技術があります。

ことがある（「聞いたことがあり，内容まで知っている」と「聞いたことがあるが，内容まではわからない」の合
計値）」という人は 82%と， 多くの人が「聞いたことがあ

図 3 カーボンニュートラルの定義と実現に対する展望の提示
文章

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-4

問 ⽇本が 2050 年カーボンニュートラルを実現するという⽬標に対してあなたのお考えに近いものをお答えください．
『実現のためには，社会，技術，⽣活様式の転換などあらゆる選択肢を総動員しなければならない．
』(ひとつだけお選び
ください)

35

み残差-11.57）がある．その他，女性 30 代で「聞いたことがない」が多い特徴（期待度数 208.0，残差 123.0，調整済み残差 10.97）がある．
メディア接触別にみると，「（カーボンニュートラルに関する情報を主に）テレビから情報を得ている」と答えた人々は，「聞いたことがあるが，内容までは分からない」

とてもそう思う

ややそう思うどちらでもない

あまりそう思わない「聞いたことがない」が多い特徴（期待度数 2272.8，残差 229.2，調整済み残差 12.07）がある．一方，「テレビか

まったくそう思わない

ら情報を得ていない」人の「聞いたことがない」も多い
18
0%

47
25%

30
50%

75%

31
100%

特徴（期待度数 695.5，残差 295.5，調整済み残差 14.39）がある．その他，「（カーボンニュートラルに関する情報を主に）新聞を情報源としている人」と「そうでない人」の「内容まで知っている」「聞いたことがない」の差は大

図 4 カーボンニュートラル実現に対する受け止め

きい．その他（カーボンニュートラルに関する情報を主に）「インターネットから情報を得ている人」と「そうでない人」では，インターネットから情報を得ている人の4．3 「2050 年カーボンニュートラル実現の 困 難 さ と 革 新 的 な 技術 開 発 の 必 要 性 」 はどの層で認知されていないのか方が，認知度が高く差が大きい．
原子力発電の利活用意向別でみると，「利活用すべき層」は，「内容まで知っている」が多い特徴（期待度数189.1，残差 196.9，調整済み残差 17.23）がある．原子力

カーボンニュートラル実現の困難さと革新的な技術開発電の利活用意向において，明確な態度を持っていない

発の必要性がどの層で認知されていないのかを見ていく．

中間的な層（「2」どちらかといえば利活用すべき 21.1%，

表 4 は，人口統計的属性やメディア接触度別，原子力発「3」どちらでもない 39.8%，「4」どちらかといえば利活電の今後の利活用意向，さらに夛田（2020）から，「社会用すべきでない 15.0%，を選択した回答者の認知度が低問題に対する詳しさ」や，「エネルギー利用に関する意

く，「聞いたことがない」が多い特徴（期待度数 1798.7，

識・行動の多さ」による違いから認知に差異があるかを

残差 180.3，調整済み残差 10.66）がある．

見ていく．

夛田（2020）の原子力発電の再稼働賛否において中間分析については，χ 二乗検定を行って有意差を確認す的な態度を持つ人2のエネルギー問題の情報に対する受けるとともに，どのセルが有意差をもたらしたのかを明ら

止めやコミュニケーションの特徴を把握するための 2 つかにするための残差分析を行っている．本稿では，残差の質問（「社会問題に対する詳しさ」，「エネルギーに対す

分析の結果，調整済み残差の絶対値が 5％の標準正規偏る関与度（行動が多い，少ない）」）では，「社会問題に対差値 1.96 以上であれば5％水準で有意であるとしている．

する詳しさ」の質問において,「（ご自身が）社会問題に

なお，本稿の報告は， 認知状況の差が特に大きい箇所に詳しくない」と回答した人が,「（カーボンニュートラル

ついて言及する．

の）内容まで知っている」という回答が顕著に少ない特

人口統計的属性では，性別で差がある事を確認した．

徴（期待度数 1143.7，残差-458.7，調整済み残差-34.73）が男性では「内容まで知っている」が多い特徴があり（期あり，「聞いたことがない」で顕著に多い特徴があること

待度数 693，残差 333.3，調整済み残差 19.85），女性は少がわかった．

ない．性年代の異なりを見ると，男性 50 代の「内容まで「エネルギーに対する関与度」では，「行動が少ない層」

知っている」が多い特徴（期待度数 165.4，残差 112.6，調で，「聞いたことがない」が多い特徴（期待度数 1455.3，

整済み残差 10.43）がある．男性 60代は「聞いたことがな

残差 372.7，調整済み残差 19.35）がある．

い」が少ない特徴（期待度数 215.8，残差-131.8，調整済

2 中間的な人々は，社会課題に関して，将来の社会の選択や個人の行動の選択，考え方の意見の表明等の際に，はっきりとした答えが出しにくい人である．本稿では，賛否の分かれる原子力発電の利活用意向の設問，「今の日本のエネルギー供給にとって，原子力発電の技術を利活用するべきだと思いますか」の設問に対する，
５件法の回答選択肢のうち，中間の選択肢，「2」どちらかといえば利活用すべき 21.1%，「3」どちらでもない 39.8%，「4」どちらかといえば利活用すべきでない
15.0%，を選択した回答者のことである．なお，「1」利活用すべ 13.4%，「5」利活用すべきでない 10.7%であった．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-436

期待度数や残差，調整済み残差を考慮しまとめると，カ

さから，カーボンニュートラルの実現の困難さと革新的ーボンニュートラルの認知が進んでいない層は，「女性層

な技術開発の必要性の認知を深めていくには，「社会問題（とくに女性 30 代）」「（原子力発電利活用意向の）中間に詳しくない層」に着目する必要がある．表 4 のデータ層」
「社会問題に詳しくない層」「エネルギーに対する関が示していることに限れば,認知度を向上させることが課与度」で「行動が少ない層」となる．特に，残差の大き題であることが明らかとなった．

表 4 人口統計的属性・情報接触度・利活用意向他別の認知状況比較
問 カーボンニュートラルに関連することでご存知のことをお答えください．
『2050 年カーボンニュートラル実現は難しい問題で、⾰新的な技術開発が必要不可⽋である』(ひとつだけお選びください)⼈数

n=7,000

聞いたことがあり、どのような聞いたことがあるが、ことか内容まで知っている

内容までは分からない

聞いたことがない

男性

3,429

30%

45%

25%

⼥性

3,571

11%

47%

42%

男性 20 代

584

28%

34%

38%

男性 30 代

602

26%

44%

29%

男性 40 代

786

28%

44%

28%

男性 50 代

819

34%

47%

19%

男性 60 代

638

33%

54%

13%

⼥性 20 代

588

14%

34%

52%

⼥性 30 代

615

10%

36%

54%

⼥性 40 代

817

10%

48%

42%

⼥性 50 代

858

10%

52%

38%

⼥性 60 代

693

12%

60%

29%

情報を得ている

4,944

21%

51%

29%

情報を得ていない

2,056

19%

35%

46%

情報を得ている

1,825

29%

53%

18%

情報を得ていない

5,175

17%

44%

40%

インターネッ

情報を得ている

5,120

24%

50%

26%

ト

情報を得ていない

1,880

9%

35%

56%

利活⽤すべき層

936

41%

41%

18%

5,317

16%

47%

37%

747

24%

46%

29%

性別

性年代

テレビ
新聞

原⼦⼒発電利活⽤意向中間層
すべきでない層

社会問題に詳

詳しい

1,338

54%

37%

8%

しいか

詳しくない

5,662

12%

48%

40%

エネルギーに

⾏動が多い

2,698

29%

51%

20%

対する関与度

⾏動が少ない

4,302

15%

43%

42%

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-4

4．4 目標に対して取り組むべき組織や企業，個人の関与の考え方

37「受け入れることができない（「絶対に受け入れることはできない」＋「あまり受け入れることはできない」の合計値）」で，最も高いものは「再生可能エネルギーの2050 年カーボンニュートラル実現に向けた社会や人々

大量導入によるエネルギー価格の高騰」40%，「エネルギの目標のオーナーシップの状況を見ていく．図 5 の通り．

ー価格高騰や新たな環境技術導入による物価の高騰と輸「日本だけでなく，世界各国と協力して取り組むべき出産業の競争力低下」37%となり経済性の項目が上位に目標である」が 76%と最も高く，次に「政府や，自治体

くる．「電力の需給ひっ迫と節電」33%，「生活スタイル

等の行政」が 71%となる．
「エネルギー関連企業」，「国民の変更，使用する機器・製品の選択に影響がでる」30％

ひとりひとり」が 69%となる．

となる．

各項目とも約 7 割が「そう思う（「とてもそう思う」＋

一方，これらのリスクを「受け入れざるを得ない」と「ややそう思う」の合計値）」であることから，目標に対する回答を見ると，最も高いものは「生活スタイルの変する関心や解決に向けて何らかの貢献が必要であるとい

更」26％，「電力の需給ひっ迫と節電」24%，「再生可能う認識を持っている．

エネルギーの大量導入によるエネルギー価格の高騰」

問 ⽇本の 2050 年カーボンニュートラルという⽬標に対して，取り組むべき組織や企業，皆様の関与についてあなたのお考えに近いものをお答えください．(ひとつだけお選びください)
図 5 目標に対して取り組むべき主体の考え方
ややそう思うどちらでもない

あまりそう思わない

政府や⾃治体等
エネルギー
関連企業
国⺠ひとりひとり
⺠間企業

36

40

20 22

28

43

25

32

25

44

27

32

26

43

26

33

31

42

19

0%

カーボンニュートラル実現の過程で発生するリスクの受容に関しては，「受け入れることができない」人々が30－40%存在し，生活への影響を考慮する人々もいるが，26％存在する．
社会課題解決のための過程で，生活に影響が出るよう

まったくそう思わない

世界各国と協⼒

物価の高騰と輸出産業の競争力低下」19%となる．

一方で「受け入れざるを得ない」と回答する人々は 22－

とてもそう思う

⽇本だけでなく22%，「エネルギー価格高騰や新たな環境技術導入による

44
50%

100%

なリスクを受容すると考える層が一定数いることが確認できた．
問 ⽇本がカーボンニュートラルを実現する過程で，以下のような課題が発⽣する可能性があります．あなたは，どの程度であれば受け⼊れることができますか．(ひとつだけお選
びください)
絶対に受け⼊れることはできない
あまり受け⼊れることはできない
どちらともいえない
受け⼊れざるをえない

4．5 カーボンニュートラル実現の過程で発生するリスクの受容度

再エネ⼤量導⼊による価格の⾼騰

環境技術導⼊による物価⾼騰と輸2050 年カーボンニュートラル実現の過程で発生する可能性のある「安定供給の不安定さ」や，「経済に与える悪影響」，「生活様式の転換」に関するリスクの受容度の回
答は図 6 の通りである．
最も回答者が多い選択肢は，明確な態度を持たない，「どちらともいえない」と答える人々が 38－44％存在し，実際に発生した際のリスクの想起や，生活への影響を図

出産業の競争⼒低下

既存の発電所を使⽤せず電⼒の需給ひっ迫と節電

⽣活スタイルの変更

13

27

38

22

12 25

44

19

11 23

43

24

9 21

44

26

0%

50%

りかねることから，判断がつきかねる人がいると考えられる．

図 6 実現の過程で発生するリスクの受容度

100%

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-4

5．インタビュー調査結果と考察

38

5．2 カーボンニュートラルに関する情報の受け止め

5．1 カーボンニュートラルの話題の評価
次に，説明資料や内容についての具体的な意見をまとインタビュー調査では，「カーボンニュートラル」にめる．前項の Web アンケート調査「4．3 2050 年カーボ

関する説明会を行い，双方向の対話を行った場合の，ンニュートラル実現の困難さ革新的な技術開発の必要性

人々のリアルな受け止めを確認している．統制群・実験はどの層で認知されていないのか」の分析では，「社会問群の説明会終了後のアンケートによれば，今回の説明会

題に対する詳しい層」とそうでない層で，認知状況に大に参加して，「大変よかった」「よかった」と回答した割きな差が見られたが，当該インタビュー調査においても，合が 20 人中 19 人であり，9 割以上の参加者が「よかっ受け止めに大きな差がある事がわかった．図 9，10 「イた」と回答している．図 7 のとおり.

ンタビュー所感」の通りである．まず，統制群の結果，参加者の「カーボンニュートラル実現に向けて」の説

図 9 を見ていく．

明内容の評価をみると，図 8 のとおりである．
「大変よか「社会問題に詳しくない層」の人々は，「カーボンニった」が 25％，「よかった」が 50%となり，7 割以上の参ュートラル」の説明に関して「まったくわからない」と加者が「よかった」と評価している．
「エネルギー問題にしている．今回の説明会の代表的な説明項目の中で，「2．

おけるカーボンニュートラル」の話題は，参加者から参カーボンニュートラルの実現に向けて」の説明が，他の加して「よかったと」評価を受ける話題であると考えら「1．日本のエネルギーの状況」や「3．原子力発電の安

れる．

全対策」
，
「4．エネルギーミックスの重要性」の話題と比問 今回の説明会に参加されていかがでしたか(ひとつだけ
お選びください)
⼤変よかったどちらとも⾔えない
全然よくなかった

よかった
あまりよくなかった較して，「最もついていけなかった話題」とする人がいた．
事後アンケート結果，図 8 の「カーボンニュートラル
の実現に向けて」の評価では 7 割以上が「よかった」と回答され，内容理解については課題の残る結果となった．
「カーボンニュートラル」という言葉になじみがない
こともあり，「話題の全部が難しそう」という意見がみら

全体

55

n=20

40

5

れ，入口の段階から忌避感を示す参加者も見られた．
耳なじみのないカタカナ文字の言葉の提示により，

0%

50%

100%

「カーボンニュートラル」の主旨や意図の把握が困難になっている一面が確認された．その他，「具体的な話も織り交ぜてくれたらわかりやすかった」という改善意見が

図 7 参加者の説明会に対する評価聞かれた．脱炭素エネルギーを見える形で表現し，より
問 今回の各説明内容はいかがでしたか(ひとつだけお選びください)
⼤変よかった

よかった

どちらとも⾔えない

あまりよくなかった

しては，身近な話題や親近感，もしくは，興味・関心が湧くような伝え方が必要であると思われる．
次に，図 9 の「社会問題に詳しい層」の意見を見てい⽇本のエネルギー

25

の状況

50

15 0

く．
「社会問題に詳しくない層」と異なり，「わからない」といった意見は少なかった．今後のエネルギー転換の選

カーボンニュートラル

25

50

25 0

20

50

20 10

の実現に向けて

安全対策についてじるような伝え方が必要であると思われる．
これらのことから，「社会問題に詳しくない層」に対全然よくなかった

原⼦⼒発電の生活に関連するような話題と紐付けることで，身近に感0%

図 8 参加者の各説明内容の評価

50%

100%

択の中で，安全性を考慮した将来のエネルギー選択の重要性を認識していることがわかるコメントが見られる．
ただし，「社会問題に詳しい層」であっても，「カーボン
ニュートラル」という言葉よりも，「CO2 排出ゼロ」「脱炭素」といった，耳なじみのある言葉を使用する方が「パッと見た時に頭に入ってきやすい」という意見が聞かれた．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-4

39

統制群
資料

[社会問題に詳しくない層][社会問題に詳しい層]
 ⽔素の安全性とかどうなのかなと

 （説明内容が）まったくわからなかった（他の⼈も同意）
インタ
ビュー
所感

 最もついていけなかったところ

 具体的な話も織り交ぜてくれたらわかりやすかった（他の⼈も同意） 発電⽅法にどういうものがあるのかわからない状態で聞いたらわからない（他の⼈も同意） カーボンニュートラルのとこで出たが，⾞でも⽔素の動⼒とかがあるが，⼤丈夫なのか︖

 （カーボンニュートラルと⽐べ）「CO2排出ゼロ」「脱炭素」の⽅が，パッと⾒た時に頭に⼊ってきやすい 何とかニュートラル︖はまったくわからなかった．難しい⾔葉をみただけで（簡単に説明があったとしても）全部が難しそうと思ってしまう 説明はあっても⽿なじみがなくわかんない

図 9 統制群のカーボンニュートラル説明資料とインタビュー結果

実験群
資料

インタ
ビュー
所感

[社会問題に詳しくない層][社会問題に詳しい層]

 CM を⾒ることで少しイメージが湧きやすくなった 未来を想像できるというか，暗い未来だけでなく将来こんな⼿もあ CM は⾒たこがあるけれど，⽔素ってすごいんだなという印象

るのか，こういうのに取り組むべきなのかと受け⽌めた そういうのもあるという意味でよかった．原⼦⼒だけではなく，新しいエネルギーを紹介することで，ある意味フラットに聞こえる 説明を聞いて，そういうことなんやというのは何となくわかった テレビＣＭで流れているのはそういえば⾒たことはある．資料を⾒⾔われたらできない ＣＭでカーボンニュートラルという⽤語は聞いたことがあるが，詳 ⾔っていることはその時はわかったが，説明しろとると具体的な内容が考えられていて良かった カーボンニュートラルっていうのが，何を指す⾔葉

しくは知らなかった．今後排出量 0 にしていくなら，基本全部電気

なのか，ゼロ︖何かをやろうということだが，何かになっていく．そうなると供給と需要側，私も関係してくるが，蓄の「モノ」なのか，⽬指すものなのかがわからなか

電池とか買っていかなといけないか，コスト⾯を考える必要があった

る．実際に推進していくにあたって，補助となるのか，勉強しない 何とかニュートラル︖はまったくわからなかった．
難しすぎてついていけなかったとなという感じ 初めて聞いた．こういうのが出来るなら，それが安全であるなら⼈類にとって良い，命が⼀番⼤切である カーボンニュートラルとかいうような，カタカナの横⽂字系の良さ
そうな⾔葉ではなく，しっかりと CO2 排出ゼロを 2050 年と明⽰化しているので，誰が⾒ても分かりやすいし，本当に考えていると感じる．新しいことに取り組んでいこうというのが伝わってくる

図 10 実験群のカーボンニュートラル説明資料とインタビュー結果

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-4

今回の説明では「水素エネルギー」の活用を盛り込んでいるが，「社会問題に詳しい層」であっても，あらためて「水素エネルギー」そのものの特徴を説明することが必要であると思われる．
「社会問題に詳しくない層」と「社会問題に詳しい層」

40

け止めることにつながり，将来の課題解決に関する考えが深まったと考える．
「社会問題に詳しい層」の統制群と異なり，発言量も多く，参加者の気づきや理解，意見交換をすることができた．

の統制群の意見を比較すると，「社会問題に詳しい層」に今回の調査では，「社会問題に詳しい層」において，は，「カーボンニュートラル」の内容や「水素エネルギー」「カーボンニュートラル」の理解が一層深まる伝え方をの内容が伝わっていることが伺えるが，両層とも，「カー

確認することができた．

ボンニュートラル」の話題に対する厚みのある意見や参一方，実験群の「社会問題に詳しくない層」を見てい加者同士で気づきを提供するような意見交換の場面が少くと，統制群よりも，「イメージが湧きやすい」
「何とな

なかった．

くわかった」という意見が見られ，クイズや「水素エネ

これらのことから，「社会問題に詳しい層」であっても，「社会問題に詳しくない層」と同様に，導入の仕方，伝え方の手段，提供すべき基本的な情報を再考する必要があると考える．
以上の統制群の結果を踏まえて，実験群では情報の受ける人（参加者）が受け止めやすくなるような伝え方をルギー」の解説により，統制群よりも伝わる説明会であったことがわかる．
それでもインタビューのまとめを見ると，カーボンニュートラルの話題は，「社会問題に詳しくない層」にとって，「難しすぎてついていけなかった」という意見が見られた．

試みることとした．伝え方の検討に当たっては，夛田

今後，「社会問題に詳しくない層」であっても，受け(2021)の「印象に残るクリエイティブ」の実例を参考に 2止めることができる情報提示の仕方を検討する必要があつの試みを実施した．

ると思われる．

1 つ目は,興味・関心を高めるための投げかけを重視した進め方を導入する．水素の活用を身近に感じてもらう
ために，生活に身近で既視感のある自動車メーカーの水

問 「カーボンニュートラルの実現」に関する内容はいかがでしたか．
（ひとつだけお選びください）

素の取組みを答えとするクイズを実施した．

⼤変よかった2 つ目に，「社会問題に詳しい層」でも，「カーボンニュートラル」や「水素エネルギー」の内容がわからないという声があったため，基本的言葉の解説資料を追加し
た．

全体
統制群

20

n=10
実験群

を導入することで，受け止めや内容理解，その後の意見

n=10

交換で大きな差異を確認した．統制群と比較すると，特

25

n=20

実験群のインタビュー結果は図 10 である．今回の試み

よかった

50

25

40

40

30
0%

どちらとも⾔えない

60

10

50%

100%

に「社会問題に詳しい層」で大きな差がみられた．
事後アンケートの「カーボンニュートラルの実現」に

図 11 「カーボンニュートラルの実現」に関する内容評価

関する内容評価では，実験群参加者 10 人のうち，7 人が，「大変よかった」「よかった」と回答しており，統制群よりも評価が高まっている．図 11 の通り．本調査で試みた，

6．まとめ

2 つの試みは，よりよい対話につながるものと思われる．
「社会問題に詳しい層」から出された意見の内容から，

6．1 カーボンニュートラルの認知状況

今回のテーマ，「カーボンニュートラル」に対する興味関心は高まった様子で，ポイントとなる「水素エネルギー」

本稿の調査から，「カーボンニュートラル」という言葉の特徴の解説資料を追加したことにより，「新しいことにを知っている人々は約 8 割と増加しているものの，内容取り組んでいる」と受け止められ好感を持った意見が見の理解や，今後の電源選択においてはあらゆる選択肢をられた．

考慮に入れなければいけないという前提を基にした判断

また，「水素エネルギー」を利用することで得られるメ
リットを知ることで，紹介された取組みを自然な形で受や考え方につながるような認知のされ方はされていない．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-4

2050 年カーボンニュートラルの実現という目標の内容を文章で提示しても，目標の難しさを認識した人は 2 割程度にとどまる結果となった．

41

結びつきが強いため，水素自動車の例を入れた説明は身近に感じてもらう１つの方法だろう．
しかし，「社会問題に詳しくない層」にとっては，本カーボンニュートラル実現の過程で発生するリスクに

稿の実験調査の，クイズや投げかけ，言葉の解説を加え対する受容度をみると，「絶対に受け入れることはできなても「難しい」印象は残る．対話をより良くする方法をい」人は約１割程度となり，「受け入れざるを得ない」人取り入れた実験群説明会であっても，「話を聴けたのは良が約 2 割存在することが確認された．
「需給逼迫，節電，かった」という意見は見られるものの，「難しくて何となエネルギー価格の高騰，生活様式の転換」を受け入れざ

くしかわからない」という印象を払拭することができなるを得ないとする人の方が多い状況である．

かった．

ただし注意が必要なことは，「どちらともいえない」のこれらのことから，「社会問題に詳しくない層」の割合が 4 割と最も多くなっていることである．インタビ

人々に，「情報を論理だてて処理するための科学的に裏付ュー調査の結果からもわかるとおり「カーボンニュート

けのある情報提供」に頼ることには限界があると言わざラル」という言葉になじみがないことから，カーボンニ

るを得ない．この層に対して提供できる情報量は限られュートラル実現の過程で発生する可能性のあるリスクにているため，情報共有の動機づけを高めていくような取対しても「よくわからない」という受け止めであること

り組みが必要となる．

が考えられる．
カーボンニュートラル実現という目標に対して，約 7

今回の調査では行っていない動画・映像などを最大限活用した，視覚や聴覚に訴えるものも必要である．

割の人々が，国として，世界として，政府や自治体といった行政，そして国民が取組むべき課題との認識を持つ
ものの，日本が 2050 年にカーボンニュートラルを実現す

7． 課題

るという目標とその内容についての理解は浅く，この目
標を人々と共有するまでには，まだまだ道半ばであると言える．

今後の課題は，情報共有の動機付けを高めるような取り組みの検討である．手段としては視覚や聴覚に訴えることが挙げられる．川端・藤井（2014）がまとめている物語に着目したコミュニケーション形式はヒントとして

6．2 カーボンニュートラル実現の目標が認 知 さ れ て い な い 層 に対 す る コ ミ ュ ニ ケ ーション

あげられる．物語を通じて体感し，テーマに対する関心が喚起されるような，そういった自然な形で情報が受け止められ，語られ記憶されるコミュニケーション技法の最大限の活用が考えられる．

カーボンニュートラルに関する認知が届いていない層

その際には，「社会問題に詳しくない層」の考え方やを分析したところ，「社会問題に詳しくない層」に届いて物事の受け止め方をよく観察し，デザイン思考でコミュいないことが分かった．この層は，全体の81%（表4．詳ニケーションを作り上げていく必要がある．

しい層 19%，1,338 人．詳しくない層 81 %，5,662 人）を

夛田(2021)において，エネルギー問題関連冊子の印象占めている．今後，カーボンニュートラルの情報の到達に残るクリエイティブを調査しているが，「社会問題に詳度を高めていくには，「社会問題に詳しくない層」に対す

しくない層」は，数値を提示しながらロジカルにわかりる研究が求められると考える．

やすく情報が整理された冊子よりも，「たび（旅）」と関「社会問題に詳しくない層」にとっては，「カーボン連付けて情報を紹介するような冊子や，より身近な生活

ニュートラル」や「水素エネルギー」といった言葉は，の視点を取り入れて「共に考える」形の双方向的コミュ

実際の対話の場で情報提供されると，忌避感さえ感じて

ニケーションを疑似体験できるようなクリエイティブのしまうものであった．このため，言葉のわかりやすい解冊子が高い評価を得ている．

説が必須となるだけでなく，本稿の実験群説明会で行っ2050 年カーボンニュートラル実現の話題は可視化しづたクイズのように，投げかけを利用して，身近に感じてらい問題であるため，映像やアニメーション，場合によもらうことが大切になる．

っては人気ゲームの世界観を活用した，疑似体験の誘発「カーボンニュートラル」の話題の中で水素を紹介する場合は，人々にとって「水素自動車」とのイメージのや「自分事化」，また感情の喚起などの力を借りながら，

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-4

情報共有の動機づけを高めていくような取組みが求められる．
今後，カーボンニュートラル実現に向けてさまざまな取組みやイノベーション，社会実験が導入されると思われるが，その進捗の過程を共有することも重要であろう．
複雑なリスクの絡む問題を共有しやすくするには，政策の趣旨やその背景について，数値的なデータなどを活用したロジカルな説明ばかりでは限界がある．その問題がどのように生活と関連しているのかをイメージできるような物語に着目し，興味・関心を高めることに重きを置いたコミュニケーションの研究や，ベストケースを探索する実践的な研究を重ねていく必要がある．

参考文献一覧
閣議決定(2021) ．エネルギー基本計画．
川端 祐一郎・藤井 聡（2014）． コミュニケーショ
ン形式としての物語に関する研究の系譜と公共政策におけるその活用可能性

土木学会論文集 D3（土木計画学 ）,Vol.70,No.5（ 土 木 計 画 学 研 究 ・ 論 文 集 第 31巻）,I_123-I_142,2014．
北田 淳子（2020）．温暖化対策として原子力発電の受容が高まらない要因 INSS JOURNAL, Vol.27 SR6 43-57．
夛田 幹宏（2020）．エネルギー問題に関する中間層の受け止めとペルソナの提案 INSS JOURNAL, Vol.27 SR866-87．
夛田 幹宏（2021）．エネルギー問題関連冊子の印象に残 る ク リ エ イ テ ィ ブ-中 間 層 4 分 類 の 視 点JOURNAL， Vol.28 SR7 55-74．

INSS

42

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-4

Appendix A
Web アンケート調査
質問文と回答比率（本稿関連のみ）

9． 自動車を購入する場合は，電気自動車
やハイブリッド車を選ぶ

21． SDGs 達成に向けた取組みの話

11.3%

10． できるだけ公共交通機関を使い，自動車を使わないようにしている

43

17.2%

12.4%
22． 国会・政権運営の話

11． 少し価格が高くても環境に良い商品があればそちらを選ぶ

9.4%

15.0%
24． アウトドア・レジャー・DIY などの話

12． 植林活動やリサイクル等の環境イベン
問

あなたの性別をお答えください．

1． 男性 49.0%

トに参加している

25． 宇宙開発の話

13． その他

1.9%

26． 自己投資・スキルアップの話

14． 特に何もしていない

18.6%

あなたの年齢をお答えください．
歳

8.6%
16.4%

27． この中にはない
問

問

17.3%

2.5%

2． 女性 51.0%

11.0%

23． 2025 年大阪・関西万博の話

17.0%

あなたにとって興味・関心があり，情報を集めたいと思うことがらについて教問

えてください．

情報を得ていますか．あてはまるものを全あてはまるものを全てお選びください．

てお選びください．※ここでは，インター

あなたは，どのようなメディアから

ネットは除いてお考え下さい．
割合平均値

男性 20～29 歳

8.3%

25.8 歳

男性 30～39 歳

8.6%

35.5 歳2． 物価・景気などの経済の話

男性 40～49 歳

11.2%

45.4 歳

3. 働き方，ワークライフバランス，時短商

男性 50～59 歳

11.7%

54.6 歳

男性 60～69 歳

9.1%

64.3 歳4． 医療・福祉の話

女性 20～29 歳

8.4%

25.4 歳5． 新型コロナウィルス感染症関連の話

女性 30～39 歳

8.8%

35.1 歳

女性 40～49 歳

11.7%

44.9 歳6． 健康・ヘルスケアの話

34.8%

女性 50～59 歳

12.3%

54.4 歳7． スポーツに関する話

21.8%

6． 駅・電車などの交通広告

女性 60～69 歳

9.9%

63.8 歳

8． 教育・子育てに関する話

16.2%

7． 行政機関が発行している小冊子・広報

1． 外交・防衛（ウクライナ問題，中東情勢，東アジア情勢など）の話

品・サービスの利用の話

19.5%[エネルギー問題や地球温暖化問題に関する

1.5%

事を，見聞きするメディア]
1． 新聞（紙）

26.1%

20.7%

2． テレビ

70.6%

26.7%

3． ラジオ

7.7%

4． 雑誌（紙）

43%

26.4%

5． 折り込みチラシ，タウン誌，フリーペーパー

9． 文化（地域の歴史・食・お祭りなど）
問

あなたは，ご自身が社会課題に対して詳しい方だと思いますか．

に関する話

17.7%
9.8%

1． 詳しい方だ

19.1%

11． 資源・エネルギーの話（エネルギー資2． 詳しくない方だ

80.9%

源の調達，エネルギーの安定供給，未エネルギーの利用に関して，あなた

12． 省エネやエコ活動，ごみを減らす・リ

来のエネルギーなど）が実際に行っていることはありますか．あサイクルの話

17.8%
20.6%

てはまるものを全てお選びください．

13． 食に関する話（食糧問題，フードロス

1． 省エネ家電の使用や無駄な電気を消す

14． 地球環境に関する話（カーボンニュー

など）

30.4%

4.2%
7.9%

8． 家族・友人・知人などのから聞いて・

10． 社会を変革する科学技術とイノベーシ
ョンの話

問

誌

3.1%

口コミ

9.4%

9． その他

6.0%

10． あてはまるものはない

17.4%

問

あなたはふだん，下記のようなインターネットメディアから情報を得ていますか．
[エネルギー問題や地球温暖化問題に関する事を，見聞きするメディア]など，電気をできるだけ使わない（省トラル，気候変動，自然環境など）

1． 各新聞社の電子版

6.2%エネ）ようにしている

16.6%

2． Yahoo!ニュース

43.8%

60.6%

2． 毎月の電気料金，ガス料金がどれぐら
いかを見て使いすぎていると減らすよ
うにしている

お話

24.5%

34.3%

3． 冷房の設定温度は 28 度を目安に高めに設定している15. 自然災害・防災から生活を守るための33.9%

4． 安い電気料金，ガス料金のところはど
こかを調べて，少しでも安い会社に変

16． 住宅とまちづくりに関する話（省エネ

3． Google ニュース18.3%

4． LINE NEWS

16.1%

5． Smart News

14.7%

6．その他のネットニュースサイト

5.8%

住宅，リフォーム，スマートシティな

＜SNS＞

ど）

7． Twitter

9.7%

0.7%

17． 交通・乗り物に関する話（スマートム

8． Facebook

3.1%

9.4%

ーブ，ゼロカーボンドライブ，電気自9． Instagram

4.2%

5． 電力消費ピーク時間にはできるだけ電動車，水素自動車，電動航空機など）

10． LINE

8.0%

15.4%

11．その他の SNS

0.7%

えている
気を使わないようにしている

9.8%

6． 自分の家で，太陽光発電で発電をしている

7． 自分の家で，蓄電池を利用しているに変えている
8． エコドライブを心がけている

2.3%
21.6%

＜動画サイト＞

18． 男女共同参画・ジェンダーの話

6.8%

8.1%
19． 衣類・ファッションで社会を良くする
話

10.9%

20． 脱炭素型の製品・サービスに関する話
6.4%

12． YouTube

11.8%

13．アベマ TV

0.8%

14．ニコニコ動画

0.6%

15．その他のネット動画サービス

0.6%

＜その他＞

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-4

16．ネットマガジン

1.3%

17．その他

2.3%

18．インターネットからは情報を得ていない

4． どちらかといえば利活用すべきでない
15.0%
5． 利活用すべきでない

10.7%

26.9%
問

問

インターネットニュースや SNS，

YouTube 等で，有名人や有識者，知らない

カーボンニュートラルに関連することでご存知のことをお答えください．
[「カーボンニュートラル」という言葉]

人のコメントや口コミを見ることはありま
すか．

1． 聞いたことがあり，どのようなことか
内容まで知っている

1． よくある

11.6%

2． 時々ある

33.6%

3． 見たことがある

30.5%

4. みることはない

24.3%

44

26.0%

2． 聞いたことがあるが，どのようなことか内容まではわからない
3． 聞いたことがない

55.6%
18.4%

「カーボンニュートラル」とは,「地球温暖化に影響のある温室効果ガス（主に CO2）の排出量をできるだけ削減し,削減できなかったものを何らかの方法で吸収または除去することにより,実質的な CO2（カーボン）の排出量をゼロにすること」であり,日本も含めた 120 以上の国と地域が「カーボンニュートラル」を目標として掲げています.
※CO2 の排出量ゼロのためには,今後の開発で実現可能にしていかなければならない技
術と,社会が排出量ゼロのために,受け入れて利用しなければいけない既存の技術があります.

[「カーボンニュートラル」は，温室効果ガ問

今の日本のエネルギー供給にとっス（CO2 など）の排出量を削減した上で，て，以下の発電技術を利活用するべきだと削減しきれなかった分を植林等で吸収する［実現のためには，今ある技術や取組みを思いますか．

ことで差し引きをトータルでゼロにするこ

継続することで達成できる目標である］と]1． とてもそう思う

1． 聞いたことがあり，どのようなことか

2． ややそう思う

27.4%

3． どちらでもない

37.5%

4． あまりそう思わない

24.1%

5． まったくそう思わない

6.7%[太陽光や風力などの再生可能エネルギーの発電]
1． 利活用すべき内容まで知っている 24.9%
31.5%

2． 聞いたことがあるが，どのようなこと

2． どちらかといえば利活用すべきか内容まではわからない
39.6%

3． どちらでもない

24.1%

48.9%
3． 聞いたことがない

26.3%

5． 利活用すべきでない

2.1%[ガス火力発電]1． 利活用すべき
3． どちらでもない［日本は「2050 年に，二酸化炭素の排出量

1． とてもそう思う

19.0%

を実質ゼロにする」ことを目標としてい2． ややそう思う

47.5%

る］

3． どちらでもない

29.6%

1． 聞いたことがあり，どのようなことか

4． あまりそう思わない

2.6%

5． まったくそう思わない

1.3%

7.7%

2． どちらかといえば利活用すべき 27.4%

内容まで知っている

23.9%

2． 聞いたことがあるが，どのようなこと

51.3%

4． どちらかといえば利活用すべきでないか内容まではわからない
3． 聞いたことがない

51.0%［実現のためには，社会が経済的に多大な25.1%

負担を必要とする］
1． とてもそう思う

14.5%［2050 年カーボンニュートラル実現は難し

2． ややそう思う

45.0%

い問題で，革新的な技術開発が必要不可欠

3． どちらでもない

34.8%

である］

4． あまりそう思わない

3.9%

5． まったくそう思わない

1.8%

11.4%
5． 利活用すべきでない

2.1%[石炭火力発電]1． 利活用すべき

5.9%

1． 聞いたことがあり，どのようなことか

2． どちらかといえば利活用すべき 18.5%
3． どちらでもない

49.9%

内容まで知っている

5． 利活用すべきでない

24.6%

1． とてもそう思う

16.2%

2． ややそう思う

47.2%

3． どちらでもない

32.4%には，我々の生活様式の転換が必要であ

4． あまりそう思わない

2.8%

る］

5． まったくそう思わない

1.4%

1． 聞いたことがあり，どのようなことか
18.9%［実現のためには，社会，技術，生活様式

2． 聞いたことがあるが，どのようなことの転換などあらゆる選択肢を総動員しなけ

内容まで知っている

2.0%
5． 利活用すべきでない

欠になる］

33.8%

［2050 年カーボンニュートラル実現のため

30.5%

4． どちらかといえば利活用すべきでない
1.1%[原子力発電]［実現のためには，生活様式の転換が不可

46.0%

5.4%

2． どちらかといえば利活用すべき 41.7%
3． どちらでもないか内容まではわからない
3． 聞いたことがない[水力発電]
1． 利活用すべき

20.2%

2． 聞いたことがあるが，どのようなこと

4． どちらかといえば利活用すべきでない
20.4%［実現のためには，革新的な技術開発が不可欠である］

4． どちらかといえば利活用すべきでない
2.6%

4.3%

か内容まではわからない
3． 聞いたことがない
問

45.7%

ればならない］35.3%

1． とてもそう思う

17.4%

2． ややそう思う

44.8%

日本が 2050 年カーボンニュートラル

3． どちらでもない

33.4%

13.4%

を実現するという目標に対してあなたのお4． あまりそう思わない

2.9%

2． どちらかといえば利活用すべき 21.1%

考えに近いものをお答えください． 以下の

5． まったくそう思わない

1.6%

3． どちらでもない

説明文を読んでお答えください．

1． 利活用すべき

39.8%

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-4

問45

日本において，「2050 年二酸化炭素

3． どちらでもない

28.5%の排出を実質ゼロにする」ことを実現する

4． あまり必要ない

3.2%には，どのようなことが必要だと思います

5． まったく必要ない

1.1%［エネルギー関連企業（石油会社，電力会

か．

6． わからない

6.2%

社，ガス会社）が取り組むべき目標であ［再生可能エネルギー（太陽光，風力等）［電気・水素を製造できる新しい原子力発

1． とてもそう思う

24.9%

の拡大］

電の開発と利用促進］

2． ややそう思う

43.8%

5． まったくそう思わない

2.3%

る］

1． とても必要だと思う

29.7%

1． とても必要だと思う

16.4%

3． どちらでもない

26.8%

2． やや必要だと思う

39.4%

2． やや必要だと思う

33.8%

4． あまりそう思わない

2.6%

3． どちらでもない

21.4%

3． どちらでもない

31.1%

5． まったくそう思わない

1.9%

4． あまり必要ない

3.4%

4． あまり必要ない

7.1%

5． まったく必要ない

1.9%

5． まったく必要ない

5.2%［国民ひとりひとりが取り組むべき目標で

6． わからない

4.2%

6． わからない

6.4%ある］
1． とてもそう思う

26.0%［再生可能エネルギーを最大限に利用する［太陽光発電や蓄電池を使ったゼロエネル

2． ややそう思う

43.0%

ための電力系統の高度な技術（送電するた

ギー住宅の促進］

3． どちらでもない

25.5%

めの技術）
］

1． とても必要だと思う

20.3%

4． あまりそう思わない

3.0%

5． まったくそう思わない

2.5%

1． とても必要だと思う

23.4%

2． やや必要だと思う

42.4%

2． やや必要だと思う

43.5%

3． どちらでもない

25.8%

3． どちらでもない

24.1%

4． あまり必要ない

4.5%

問

4． あまり必要ない

2.6%

5． まったく必要ない

2.5%

する過程で，以下のような課題が発生する

5． まったく必要ない

1.0%

6． わからない 4.5%

6． わからない5.3%

日本がカーボンニュートラルを実現可能性があります．あなたは，どの程度であれば受け入れることができますか．

［国際的なゼロカーボン化］［発電時に CO2 を出さない，安全が確認された原子力発電の再稼動］
1． とても必要だと思う

17.6%

2． やや必要だと思う

32.0%

3． どちらでもない

29.3%

4． あまり必要ない

8.7%

5． まったく必要ない

6.4%

6． わからない

5.8%［電気自動車や水素自動車，水素燃料バスの利用拡大］
1． とても必要だと思う

19.6%

2． やや必要だと思う

43.2%

3． どちらでもない

26.6%

4． あまり必要ない

3.9%

5． まったく必要ない

1.2%

6． わからない

5.2%［高度な IT と家庭用蓄電池や電気自動車の蓄電池を活用し，社会全体で電力の使用を調整し効率的にエネルギーを利用する技
術］
1． とても必要だと思う

17.8%

2． やや必要だと思う

43.2%

3． どちらでもない

28.4%

4． あまり必要ない

3.7%

5． まったく必要ない

1.4%

6． わからない5.6%［水素発電の技術開発と利用促進］
1． とても必要だと思う

19.2%

2． やや必要だと思う

41.9%

1． とても必要だと思う

19.2%［再生可能エネルギーの大量導入による停

2． やや必要だと思う

37.0%

電の発生］

3． どちらでもない

31.8%

1． カーボンニュートラルの実現であって4． あまり必要ない

3.9%

も，このような事態を，絶対に受け入れる

5． まったく必要ない

1.9%

ことはできない

6． わからない

6.3%

2． このような事態を，あまり受け入れる問

日本の 2050 年カーボンニュートラル

15.8%

ことはできない30.1%

3． どちらともいえない

36.5%という目標に対して，取り組むべき組織や

4． カーボンニュートラル実現のために企業，皆様の関与についてあなたのお考えは，このような事態が発生しても受け入れに近いものをお答えください．

ざるを得ない［政府や自治体等の行政が取り組むべき目［再生可能エネルギーの大量導入による停

標である］

電の発生］

17.6%

1． とてもそう思う

27.6%

1． カーボンニュートラルの実現であって

2． ややそう思う

42.9%

も，このような事態を，絶対に受け入れる

3． どちらでもない

24.6%

ことはできない

4． あまりそう思わない

2.8%

2． このような事態を，あまり受け入れる

5． まったくそう思わない

2.4%

ことはできない30.1%

3． どちらともいえない

36.5%

15.8%

［日本だけでなく，世界各国と協力して取4． カーボンニュートラル実現のためにり組むべき目標である］

は，このような事態が発生しても受け入れ

1． とてもそう思う

35.7%

2． ややそう思う

40.1%

ざるを得ない17.6%

3． どちらでもない

20.3%

4． あまりそう思わない

2.2%[発電時に CO2 を排出する既存の発電所を使わないことによる電力の需給ひっ迫と節電]

5． まったくそう思わない

1.8%

1． カーボンニュートラルの実現であっても，このような事態を，絶対に受け入れる［民間企業が取り組むべき目標である］

ことはできない

1． とてもそう思う

18.7%

2． このような事態を，あまり受け入れる

10.5%

2． ややそう思う

44.2%

ことはできない22.7%

3． どちらでもない

30.7%

3． どちらともいえない

42.5%

4． あまりそう思わない

4.1%

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-4

4． カーボンニュートラル実現のために

4． どちらかといえば利活用すべきでない
2.1%

は，このような事態が発生しても受け入れざるを得ない24.4%

5． 利活用すべきでない

1.9%[ガス火力発電][再生可能エネルギーの大量導入によるエネ

1． 利活用すべき

ルギー価格の高騰]

2． どちらかといえば利活用すべき 30.1%

1． カーボンニュートラルの実現であって

3． どちらでもないも，このような事態を，絶対に受け入れる

4． どちらかといえば利活用すべきでない

ことはできない

11.4%

12.7%

2． このような事態を，あまり受け入れる
ことはできない27.4%

3． どちらともいえない

37.9%

5． 利活用すべきでない1． 利活用すべきは，このような事態が発生しても受け入れ

2． どちらかといえば利活用すべき
3． どちらでもない

7.1%

47.0%

4． どちらかといえば利活用すべきでない
18.6%

新たな環境技術導入による物価の高騰，輸5． 利活用すべきでない

出産業の競争力低下］

2.3%

21.5%

22.1%

［各産業で利用するエネルギー価格高騰や

47.9%[石炭火力発電]4． カーボンニュートラル実現のためにざるを得ない8.4%

5.7%

1． カーボンニュートラルの実現であっても，このような事態を，絶対に受け入れる[水力発電]

ことはできない

1． 利活用すべき

11.6%

2． このような事態を，あまり受け入れる
ことはできない25.4%

3． どちらともいえない

43.7%

4． カーボンニュートラル実現のために

41.7%
3． どちらでもない

19.3%

29.2%

4． どちらかといえば利活用すべきでない
1.6%

は，このような事態が発生しても受け入れざるを得ない26.7%

2． どちらかといえば利活用すべき

5． 利活用すべきでない［人の移動を削減したり，食生活の変更，[原子力発電]生活スタイルの変更，使用する機器や製品

1． 利活用すべきの選択に影響がでることなどの課題の発

2． どちらかといえば利活用すべき

0.8%

16.1%
22.7%

生］
1． カーボンニュートラルの実現であって

3． どちらでもないも，このような事態を，絶対に受け入れる

4． どちらかといえば利活用すべきでない

ことはできない

13.4%

11.6%

2． このような事態を，あまり受け入れる
ことはできない25.4%

3． どちらともいえない

43.7%

37.8%

5． 利活用すべきでない

10.1%[属性]居住地

4． カーボンニュートラル実現のためには，このような事態が発生しても受け入れ

1． 滋賀県6.5%

ざるを得ない2． 京都府

12.2%

3． 大阪府

42.7%

問

19.3%

2050 年のカーボンニュートラル実現を踏まえた日本のエネルギー供給にとって，以下の発電技術を利活用するべきだと思いますか．

4． 兵庫県

26.5%

5． 奈良県

7.0%

6． 和歌山県

5.1%[属性]未既婚[太陽光や風力などの再生可能エネルギーの1． 結婚している

53.2%

発電]
1． 利活用すべき

2． 結婚していない

46.8%

31.7%

2． どちらかといえば利活用すべき
39.2％
3． どちらでもない

25.1%

46

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-4

Appendix B
インタビュー調査
質問文と回答比率（本稿関連のみ）

1．再稼働してもよい

10%2．どちらかといえば再稼働してもよい
30%
3．どちらでもない25%

4．どちらかといえば再稼働すべきではない
25%

2021 年 10，11 月調査

5．再稼働すべきではない

問 今回，参加されていかがでしたか.（○は１つ）．
1．大変よかった55%

2．よかった

40%

3．ふつう

5%

4．あまりよくなかった0%

5．全然よくなかった0%

問 各説明の内容はいかがでしたか．
（〇
は１つ）［日本のエネルギーの状況］
1．大変よかった25%

2．よかった

50%

3．ふつう

25%

4．あまりよくなかった0%

5．全然よくなかった

0%［カーボンニュートラル実現に向けて］
1．大変よかった25%

2．よかった

50%

3．ふつう

25%

4．あまりよくなかった0%

5．全然よくなかった

0%［原子力発電の安全対策について］
1．大変よかった20%

2．よかった

50%

3．ふつう

20%

4．あまりよくなかった10%

5．全然よくなかった0%

問 (参加後)「原子力発電所」の再稼働(停止発電所を稼働させること)についてどのようにかんじますか（〇は１つ）
1．再稼働してもよい

20%

2．どちらかといえば再稼働してもよい
30%
3．どちらでもない30%

4．どちらかといえば再稼働すべきではない
15%
5．再稼働すべきではない5%

問 (参加前)「原子力発電所」の再稼働(停止発電所を稼働させること)についてどのようにかんじますか（〇は１つ）

10%
以上

47

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-548

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－－

Risk Communication in Energy Issues--What it means to show a willingness to thinking together-夛田

幹宏 (Mikihiro Tada)＊1

要約．多くのリスク・コミュニケーションの現場では，‘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．この調査では冒頭で‘共に考えるための時間を持たせてほしい’と宣言することによって共考の重要性を示し，それによって対話にどのような影響があるのかを検討した．この
2 つの進め方の違いを確認するために，模擬説明会を開催し，導入部に「共考の姿勢を伝える」ことを実験条件とする調査を行った．結果は，送り手であるコミュニケーションをする人が共考の姿勢を示し，コ
ミュニケーションを受ける人にその姿勢が伝わることにより「中立・公平な話と感じる」という回答が増加し，送り手の提供する情報に対する信頼度が高まることが確認された．共考の姿勢がコミュニケーショ
ンの送り手とコミュニケーションを受ける人に共有されることで，受ける人の送り手に対する非言語コミュニケーションの評価の高まりが見られた．説明会全体の満足度評価の高まりや説明内容の満足度評価の高まりも確認している．以上のことから，今回の調査が示すところによれば，コミュニケーションの送り手が「共考の姿勢」を伝え，コミュニケーションを受ける人との間で「共考の姿勢」が共有されることで，より自然な形のコミュニケーションに繋がることが示された．コミュニケーションの送り手が共考の姿勢を示し，受ける人とその姿勢を共有して対話を展開することは，より良いリスク・コミュニケーションの成立要件の一つであることが示唆される．

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，会場調査

Abstract. In many risk communication settings, we often proceed in the manner of "I want to provide you withinformation to help you understand.” In this paper, we examined the impact on the dialogue by replacing this initialapproach with one that declares, "We want to have time to think together" and indicates the importance of joint
thinking. In order to confirm the difference between these two ways of proceeding, a mock briefing session was held
and a survey was conducted with the experimental condition of "conveying the attitude of co-thinking" in the
introduction. The results showed that when the sender exhibited an attitude of "consideration with others" and thisattitude was conveyed to the receivers, the receivers "felt that the talk was neutral and impartial" and the "reliabilityof the information" provided by the sender was increased. When the sender and receiver share the same attitude toward
the sender, the receiver's evaluation of the sender's nonverbal communication increases, and differences were observedin the sender's evaluation of the sender, such as his/her likability and his/her sincere listening to the receiver's voice,and this leads to a more natural form of communication. It also leads to an increase in the overall satisfaction level ofthe planned briefing sessions. We found that showing an attitude of mutual consideration leads to a dialogue in whichrisk information is easily shared. It is an indispensable social technique in risk communication that the sender shows
an attitude of mutual consideration and shares this attitude with the receiver to develop communication.
Keywords energy issues, risk communication, thinking together, central location test

1.

はじめに

受ける人）に対して，自然な形で情報に触れる機会を提供し，問題を共有し，相互の立場にとってのリスク

木下(2016)は，リスク・コミュニケーションの成立や不安を尊重し，将来のエネルギー供給のあり方につ要件として「共考」を挙げている．夛田(2022a)は，エ

いて共に考える雰囲気を醸成すること」と定義し，こネルギー問題のリスク・コミュニケーションを行う際の「共考」の姿勢が示されることの影響を確認する予の「共考」の影響を可視化することに取り組んだ．夛

備調査を行った．この予備調査では，対話を始める冒田(2022a)のエネルギー問題における「共考」につい頭に，「共に考えるための時間を持たせてほしい」とて，「コミュニケーションやメッセージを送る人であいうことを送り手が宣言し，その姿勢が受ける人に伝る送り手が，コミュニケーションを受ける人（以下，わることによって，そのリスク・コミュニケーション＊1 元(株)原子力安全システム研究所

社会システム研究所 現（一社）日本原子力産業協会

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-5の評価に差があることを確認した．

49

調査Ⅲの結果は，共考の姿勢が提示され，伝わるこ夛田(2022a)では，非言語コミュニケーションの影とで「自分の意見が言いやすい」という回答が増加す

響を受けない，2 つの動画，動画 A<情報提供条件>‘理ることを確認したものの，共考の姿勢を示していない

解していただくための情報提供’と，動画 B<共考条件

群（動画 A <情報提供条件>の視聴者）のリスク・コミ>‘共に考えるための時間を持たせてほしいと宣言すュニケーションの評価と比較すると，差は僅かであり，る’を作成し，それらの動画の視聴を実験条件として，

リスク・コミュニケーションの評価に影響の差異が表探索的に 3 回の実験調査を行った．

れていなかった．

1 回目の調査（以下，調査Ⅰ）は，実験協力者 10 人

調査Ⅲの差が僅かであった理由の考察として，調査に調査会場に集合してもらった．実験条件は，実験協

Ⅲはインターネット上で動画を視聴した後，Web アン

力者が動画 A 及び B を視聴し，2 つの動画の受け止め

ケートに回答するもので，その調査プロセスにおいて，をデプスインタビューとアンケートで測定する参加

動画 B<共考条件>の「共に考える姿勢」が，調査環境

者内計画によって，共に考える姿勢が示されることのの違い，つまり，双方向的コミュニケーションが可能

影響の差異を確認した．

な環境でなかったことから，「共考の姿勢」が伝わら

結果は，動画 A と動画 B の両方を視聴し，共に考えなかったと考えた．また，作成した動画についても，る姿勢が受ける人に伝わることで，情報提供条件の動

非言語コミュニケーションの影響を受けない動画で画には差があることを確認した．

あったこともあり，双方向的コミュニケーションが可次に，2 回目の調査（以下，調査Ⅱ）は，調査Ⅰに参加した人達とは別の実験協力者 16 人に，調査Ⅰと能でない Web アンケート調査の環境では，「共考の姿勢」が伝わりづらかったものと推測できる．

同様に調査会場に集合してもらった．実験条件は，調動画の内容や質については，調査Ⅰと調査Ⅱの会場

査Ⅰと異なり，実験協力者を 2 群に分けて，1 つの群調査では，それぞれの動画の作成した意図が伝わってに属する実験協力者に，動画 A<情報提供条件>もしくいることを確認しており，問題があったとは考えにく

は動画 B<共考条件>のどちらか 1 つの動画（条件）をい．当然ながら，非言語コミュニケーションの影響を視聴してもらい，その後，視聴した動画についてアン踏まえた動画を作成することで，「共考の姿勢」がよ

ケートを行って，実験条件の影響の差異を測定する参り伝わった可能性もあるが，その場合は，<情報提供

加者間計画の実験調査を行った．

条件>と<共考条件>の違い以外の要素による影響の差

この調査Ⅱでも，動画 B<共考条件>の，共に考えるが出ることも否定できないため，調査Ⅰから調査Ⅲで姿勢が（動画 B を視聴した実験協力者である）受ける

使用した，非言語コミュニケーションの影響を受けな人に伝わることで，動画 A<情報提供条件>を視聴した

い動画に問題はなかったと考える．

（動画 A を視聴した実験協力者である）受ける人のリ

よって，「共考の姿勢」の伝わり方の差は，調査方式

スク・コミュニケーションの評価と比較して，差があによる差であると考えられる。具体的には，調査Ⅲはることを確認した．共考の姿勢が伝わることで「中立・Web アンケート方式，調査Ⅰと調査Ⅱは会場集合調査

公平な話と感じた」という回答が増加し，有意な差がであり，それぞれの調査環境の違いから，双方向的コある事を確認した．調査Ⅱによると，‘共に考えるた

ミュニケーションが可能な環境の有無が大切である

めの時間を持たせてほしいと宣言する’ことによって，ことが推察される．加えて，調査Ⅰと調査Ⅱは，視聴送り手の共考の姿勢が，受ける人に伝わることで，よ後にインタビューを実施するため，より双方向的なコ

り良いリスク・コミュニケーションに繋がる取り組み

ミュニケーションができる環境にあったといえる．コであることを示唆している．

ミュニケーションを受ける人の「共考の姿勢」の伝わ

調査Ⅰ，Ⅱを通して，「共考」の姿勢が示されることる程度に差があったといえる．

の影響を確認することができたことから，さらに量的以上の夛田(2022a)の研究では，共に考える姿勢がな検証を行うため，サンプル規模を大きくして 3 回目

示されることについて，サンプル数は少ないものの，の調査（以下，調査Ⅲ）を実施した．

非言語コミュニケーションの影響を受けない形の動調査Ⅲは，短期間で大規模のサンプル規模が確保で画を用いた調査において，双方向的なコミュニケーシ

きる Web 式質問紙調査を行った．実験調査計画は，調ョンが可能な環境下では，受けとる人の受け止めに差査Ⅱと同様の，実験協力者を 2 群に分けて，1 つの群

異があることを確認した．また，サンプル規模を拡大に属する実験協力者に，どちらか１つの視聴した動画

した量的な検証の調査によって，双方向的なコミュニの受け止めを評価するアンケート調査を実施した．

ケーションが可能でない環境下では，「共考の姿勢」

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-550が伝わっておらず，リスク・コミュニケーションの評

まえ，リスク・コミュニケーションの評価に加え，非価の差異がわずかとなったことが確認された．

言語コミュニケーションの評価を行うこととしたこ

共考を成立させる要件としては，双方向的なコミュと．第三の違いは，「共考の姿勢」を伝えた後の，説明

ニケーションが可能な環境や状況において，「共考の会本編に対する評価も測定すること．本編の評価は説姿勢」が伝わることによって，より良いリスク・コミ

明会 A 群 67 人から 34 人，説明会 B 群 65 人から 33 人ュニケーションに繋がるという仮説を量的に検証すが体験後に回答している．

るという課題を得た．

本編体験後の回答者の群間に差がないように配慮

実際のリスク・コミュニケーションの現場では，非した．なお，他の調査協力者は別の研究目的のアンケ

言語コミュニケーションの影響を受けることから，そートに回答している．第三は，説明会終了後の原子力の影響も含めた把握も必要である．

発電の再稼動に対する態度変容を確認し，説明会を受

そこで本稿では，エネルギー問題に関するリスク・

ける事前の態度との変化を把握する．

コミュニケーションにおいて，双方的なコミュニケー
ションが可能な環境で，送り手から「共考の姿勢」が説明会A<情報提供条件>

説明会B<共考条件>

示され，受ける人にその姿勢が伝わることで生じる，

67⼈

65⼈

リスク・コミュニケーションへの影響の可能性につい事前アンケート

共通

・原⼦⼒発電所の再稼動賛否て量的な検証を行い，共に考える姿勢が示されることの意味を検討することを目的とする．

2. 方 法2．
．1 調査方法と進め方

（時間）

実験条件

↓

↓

<情報提供条件><共考条件>

説明会の導⼊部

説明会の導⼊部

↓

↓

（2分）

導⼊部の評価（アンケート）

共通・リスク・コミュニケーションの評価
・⾮⾔語コミュニケーションの評価

＊

↓

↓

34⼈

33⼈
説明会本編

本稿では，双方向的なコミュニケーションの環境が可能であることを前提とするとともに，非言語コミュ

1.エネルギー問題をめぐる状況

共通*

3.2050年カーボンニュートラル
4.原⼦⼒発電の安全対策

ニケーションの影響も含めて把握するために，より実↓際のリスク・コミュニケーションの現場に近い，模擬説明会（会場集合調査の形式）を開催し，多くの実験（20分）

2.2030年度エネルギーミックス↓

説明会本編後の評価（アンケート）
・リスク・コミュニケーションの評価

共通*・⾮⾔語コミュニケーションの評価
・導⼊部＋説明会本編の内容評価と満⾜度評価

協力者を集めた上で，実際のコミュニケーションの体・原⼦⼒発電再稼動賛否の態度変容

験を通じて，リスク・コミュニケーションの評価を測＊夛⽥（2022a）の研究で実施していない

定する．調査の進め方は,図１の通りである．
実験条件は，先行研究の調査Ⅱや調査Ⅲと同様に,実験協力者に，説明会 A<情報提供条件>もしくは説明会 B<共考条件>のどちらか１つの説明会（条件）を体

図１ 調査の進め方

2．
．2 実験条件

験してもらい，その後，アンケートに回答を得たのち測定結果を比較して影響を確認する．
両群の実験協力者の人口統計的属性や，受けとる人の要因（知識量や原子力発電の賛否スコア等）で差がでないように割付を行ってリクルーティングを実施

導入部（最初の 2 分）に実験条件を設定する．表 1
および図 2 の通りである．
表 1 説明資料の違い

した．割付をするための母集団の構成は，事前に Web
アンケート調査を実施し，その結果から，男女構成比，再稼動賛否等の詳細な割付を行ってリクルーティン
グしている．
夛田(2022a)の研究との違いは 3 つある．第一の違いは，「共考の姿勢」を伝える導入部分（2 分）の評価

①

枚目

タイトル
⑤枚目

対象が，動画の視聴後の評価から実際の模擬説明会での導入部の評価となったこと.第二は，このことを踏

説明会 A

説明会 B

<情報提供条件><共考条件>

情報提供

共に考えましょう

原子力は欠かすことのできない電源(記載なし)⑥枚目

理解してもらうた

一緒に考える時間を結びの文章

めの情報提供持たせてほしいINSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-551

図 2 説明会導入部（実験条件）で使用する説明資料

表 2 実験調査の概要と回答者属性
スクリーニング

時期
⽅法

実験調査（本調査）

調査

1 回⽬

2 回⽬

2022 年 7 ⽉

2021 年 10-11 ⽉

2022 年 8 ⽉-

Web アンケート

会場アンケート

同左

同左

15 問

合計

参加者間計画 A/B テスト⽅式
近畿 2 府 4 県在住，20 歳〜60 歳代の男⼥，調査会社モニター登録者

対象

2020 年国勢調査

スクリーニング調査結果を基に対象者の構成を割付する

地域別性年代別構成
⼈数7,000 ⼈

原⼦⼒発電
再稼動賛否
の評定平均値22.79 点

社会問題に関する
詳しさの平均値3(詳

標準偏差 1.324
1.81 点
標準偏差 0.393

20 ⼈

112 ⼈

132 ⼈

（A 群 10 ⼈，B 群 10 ⼈）（A 群 57 ⼈，Ｂ群 55 ⼈）（A 群 67 ⼈，Ｂ群 65 ⼈）

Ａ群

Ｂ群

Ａ群

Ｂ群

Ａ群

Ｂ群

3.00 点3.00 点

2.81 点2.82 点

2.84 点

2.85 点

標準偏差 1.155

標準偏差 1.247

標準偏差 1.329

標準偏差 1.321

標準偏差 1.298

標準偏差 1.302

1.50 点1.50 点

1.72 点

1.73 点

1.69 点

1.69 点

標準偏差 0.527

標準偏差 0.527

標準偏差 0.453

標準偏差 0.449

標準偏差 0.467

標準偏差 0.465

しい︓詳しくない)（19:81）

関与の度合の⽐率と平均値43.00 点1.50 点1.50 点

1.42 点

1.38 点1.43 点

1.42 点標準偏差（39:61）

標準偏差 0.527

標準偏差 0.527

標準偏差 0.498

標準偏差 0.490

標準偏差 0.497

標準偏差 0.499

49︓51

50:50

50:50

46:54

51:49

46:54

51:49

(多い︓少ない)

男⼥⽐率（男性︓⼥性）（50:50）(50:50)（50:50）(40:60)（28:72）(42:58)（27:73）(38:62)（31:69）(43:53)（31:69）(42:58)2
原子力発電の再稼動賛否において,「再稼動すべき」から「再稼動すべきでない」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.
3
社会問題に対して,「詳しい方だと思う」「詳しくない方だと思う」の２件法によって測定され，2 点から 1 点を付与される.
4
関与の度合については,エネルギーを使用するときに，意識していることや実際に行動していることを，14 項目の選択肢から複数選択で回答してもらった結果,中央値が「2 個」であったことから，「3 個以上」選択した人を「多い」，「2 個未満」を「少ない」と分類し，「多い」2 点，「少ない」1 点を付与
し，平均値を算出している．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-5

52

導入部では，説明者である送り手が資料を見せなが

2 問の設問は，「社会問題に対する主観的な詳しさ」

ら説明会本編でどのような話をするのかを紹介すると，「エネルギー利用にあたり実践・行動しているこ

内容となっている．その際に，説明会 A<情報提供条件と」である．前者は「知識量の差」と相関が高い設問>‘理解していただくための情報提供’の説明の仕方

であり，後者は，「関与の度合い」と相関する．

と，説明会 B<共考条件>‘共に考えるための時間を持「知識量の差」については，「社会問題に対して，詳たせてほしいと宣言する’説明の仕方を，それぞれのしいと考える人と詳しくないと考える人の各群の割群で実施する．

合が等しくなるよう計画した．「関与の度合い」については，「エネルギー利用にあたり実践・行動していること」の設問で，複数選択の 14 の選択肢（省エネ，2．
．3 提供情報以外の要因の検討

節電，高めの冷房・低めの暖房温度の設定，エコドラ
イブ，環境に優しい製品の選択，環境イベントへの参夛田(2022a)の考察において，実験調査の影響を確

加，自宅に太陽光発電の設置をしている等）から，中認する際には，提供情報以外の要因の検討が必要であ

央値を挟んで 3 個以上に取り組んでいる人を，関与のるとされている．共に考える姿勢の差異は，提供情報度合いが高い人とし，ほとんど何もしていない人や 2以外の要因，送り手の要因と受ける人の要因の影響を個未満の人を，関与の度合いが薄い人とし，各群の割受ける可能性があるからである．

合が等しくなるようにした．

送り手の要因の配慮としては「非言語コミュニケー「知識量の差」と「関与の度合い」の構成割合は，ション」等の影響がある．送り手役は，エネルギーに

リクルーティングを行う際のスクリーニング調査の関する専門家ではない 1 名の男性と 2 名の女性の 3 名

結果をもとに割付を行っている．スクリーニング調査が担当した．<情報提供条件>群と<共考条件>群のそれの回収条件は，2020 年国勢調査の近畿 2 府 4 県，性ぞれの担当者の説明実施回数を，群間で差がでないよ

年代別分布にあわせて 7,000 人の回収を行って各層う配慮した．その他，3 者の読み上げ速度や声のトーの比率を決定した．提供情報以外の要因の検討結果は，ン，仕草は可能な限り同じくするように配慮した．

説明会 A<情報提供条件>と説明会 B<共考条件>のリク

次に，受ける人の要因の配慮として，「トピックス

ルーティングの割付に反映させている．

に対するもともとの態度」「知識量の差」「当該トピッ両群の間に「知識量の差」「関与の度合い」等，僅か

クスの情報に触れる関与の度合い(以下関与の度合な差があるが統計的に有意な差は認められず，両群同い)」が挙げられる．これらの差については，実験参加

質の集団である．詳細は表 3 の通りである．

者のリクルーティング時の条件に反映させて，説明会
A<情報提供条件>と説明会 B<共考条件>で受ける人の要因が異ならないよう配慮した．詳細は表 2 の通りで

2．
．4 調査時期および回収結果ある．
「トピックスに対するもともとの態度」については，

実験調査（本調査）は，新型コロナウイルスの感染症

原子力発電の再稼動に対する態度の平均値を群間でCOVID19 の感染が懸念される時期であったことから，差がないようにした．

2021 年 10-11 月，2022 年 8 月の 2 回に分けて実施し「知識量の差」ならびに「関与の度合い」については，

た．2021 年は 20 人を回収し，2022 年 8 月は 112 人を

夛田（2020）に基づいて，様々な考え方を持つ人が属回収した．2022 年の調査では,新型コロナウイルス感している中間的な人々の代表的な特徴を捉えて構成

染症の影響を受け，多くの欠席者がでたため，追加のを可視化するための 2 問の設問を使用した．

リクルーティングを行って対応している．

表3

調査協力者の群間での差異の確認
説明会A＜情報提供条件＞

説明会B＜共考条件＞

度数

度数

平均値 標準偏差

平均値 標準偏差差

1

社会問題に対する詳しさ

67

1.69

0.47

65

1.69

0.47

0.01 n.s.

2エネルギー問題に対する関与

67

1.43

0.50

65

1.42

0.50

-0.01 n.s.

3

原⼦⼒発電の再稼動賛否

67

3.16

1.30

65

3.15

1.30

-0.01 n.s.

n.s.非有意INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-5

53

2．
．6 評価方法

このため当初の割付計画とは，ずれが生じているが，群間の差が生じないよう努力した．合計で 132 人を回収している．

説明会全体の満足度の評価や，情報提供された「日本のエネルギーの状況の説明」「カーボンニュートラ
ルの説明」「原子力発電の安全性の説明」の満足度評

2．
．5

説明会本編の提供情報の検討

価については，「とてもよかった」から「まったくよくなかった」の 5 件法とし，「とてもよかった」を 5 点，

説明会本編で提供する情報の検討については，夛田「まったくよくなかった」を 1 点として評定平均値を(2022b)の説明会の資料を参考に，リスク・コミュニ

算出している（表 5）．

ケーションの目標を「2050 年の日本のエネルギー供説明会導入部および説明会本編終了後のリスク・コ

給について考えること」とした．

ミュニケーションの評価は，木下（2016）のリスク・

その上で説明会の提供情報として，現状を共有する

コミュニケーションの効果における評価基準を参考ための「1.エネルギー問題をめぐる状況」，日本のエに検討した。夛田(2022a)の結果に基づいて，5 項目

ネルギー選択の方針である「2.2030 年度エネルギーミ（「聞いてみようと思えた」「中立・公平な話と感じた」

ッ ク ス 」， 将 来 の 課 題 と 今 後 の 対 応 策 を 説 明 す る「自分の意見が言いやすい」「理解が深まる」「信頼で「3.2050 年カーボンニュートラル」,リスク情報の提きる話」）を設定している（表 6）．

供として「4.原子力発電の安全対策」，以上１～4 の説

また，今回の調査は，非言語コミュニケーションの明を行うこととした（表 4）．

評価含めた影響を把握するため，模擬説明会を開催することとしており，模擬説明会で提供された「非言語表4

説明会説明資料の構成

1.

エネルギー問題をめぐる状況の評価項目（表 7）を設定した．2021 年 10-11 月調査

2.

2030 年度エネルギーミックス

では,「好感度」「聞き取りやすさ」「自分の言葉で話し

3.

2050 年カーボンニュートラル

ている」「真摯に耳を傾ける姿勢」「わかりやすく伝え4.

原子力発電の安全対策る姿勢」「説明者の信頼」の 6 項目を設定し，2022 年

コミュニケーション」の影響を把握するための 9 項目

8 月に「受ける人の立場を配慮した説明」「説得していると感じない」「威圧的でない」の 3 項目を追加した．
表5

説明会実施後の満足度と再稼動賛否の評価項目
満⾜度評価項⽬

1
2

5段階評価

説明会全体
⽇本のエネルギーの状況の説明，カーボンニュート

リッカート尺度「とてもよかった」5点，「ややよかった」4点，「どちらでもない」3
点，「あまりよくなかった」2点，「まったくよくなかった」1点

ラルの説明，原⼦⼒発電の安全性の説明「再稼動してもよい」5点，「どちらかといえば再稼動してもよい」4
3

表6

点，
「どちらでもない」3点，「どちらかといえば再稼動すべきではな

原⼦⼒発電の再稼動賛否い」2点，「再稼動すべきでない」1点

リスク・コミュニケーションを評価するための評価項目

評価項⽬

SD（セマンティック・ディファレンシャル）法
左側の選択肢 [5点]5段階評価リッカート尺度
右側の選択肢 [1点]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

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-5

表7

54

説明会の非言語コミュニケーションを評価するための評価項目
SD（セマンティック・ディファレンシャル）法

評価項⽬

左側の選択肢 [5点]5段階評価リッカート尺度
右側の選択肢 [1点]1

好感度

好感がもてる

好感がもてなかった

2

聞き取りやすさ

聞き取りやすい聞き取りにくい3

⾃分の⾔葉で話している

⾃分の⾔葉で話している

⾃分の⾔葉で話していない4

真摯に⽿を傾ける姿勢

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い

5

わかりやすく伝える姿勢

わかりやすく伝えようとする姿勢が⾒える

わかりやすく伝えようとする姿勢が⾒えない

6

説明者の信頼説明者は信頼できると感じる

説明者は信頼できないと感じる

7

受ける⼈の⽴場に配慮した説明受ける⼈の⽴場を考えて説明していた

⾃分達の⽴場から考えて説明していた

8

説得しようとしていると感じない

説得しようとしていると感じない

説得しようとしている

9

威圧的でない威圧的な感じがしない

威圧的な感じがする

リスク・コミュニケーションおよび非言語コミュニケ

それが伝わることで，「中立・公平な話と感じる」といーションの評価尺度はSD法を採用した．選択肢は5段

う回答が増加し，大きな差がある事が本稿の調査で示階評定にて，中立を3点，調査票の左側に位置する選された．説明会 A<情報提供条件>3.43 点，説明会 B<共

択肢を5点，右側に位置する選択肢を1点として評定平

考条件>3.95 点となり，有意な差(t(130)=-3.10，

均値を算出している（表6，表7）．

p=.0001)が確認された．
「信頼できる話」の評価では，説明会 A<情報提供条
件>3.78 点，説明会 B<共考条件>4.08 点となり，有意3．
調査結果と考察
3．1 リスク・コミュニケーションの評価への影響な差(t(130)=-3.10，p=.0022)が確認された．さらに，導入部の非言語コミュニケーションの評価の差を確認すると，<共に考えるための時間を持たせてほしいと宣言する>ことにより，評価項目 9 項目中 8 項目（「好説明会 A<情報提供条件>‘理解していただくための感度」「聞き取りやすさ」「自分の言葉で話している」

情報提供’と，説明会 B<共考条件>‘共に考えるため「真摯に耳を傾ける姿勢」「わかりやすく伝える姿勢」の時間を持たせてほしいと宣言する’ことの，導入部「説明者の信頼」「受ける人の立場に配慮した説明」

体験後のリスク・コミュニケーションの評価結果は表「説得しようとしていない」「威圧感を感じる」）につ

8 の通りである．

いて，
説明会 B<共考条件>で高い評価の回答が増加し，共に考えるための時間を持たせてほしいと宣言し，
表8

有意な差が確認された．表 9 の通りである．

導入部のリスク・コミュニケーションの評価結果
説明会A＜情報提供条件＞

説明会B＜共考条件＞

度数

度数

平均値 標準偏差

平均値 標準偏差差

1

聞いてみようと思えた

67

3.97

0.85

65

4.17

0.76

0.20 n.s.

2

中⽴・公平な話と感じた

67

3.43

1.02

65

3.95

0.91

0.52 **

3

⾃分の意⾒が⾔いやすい

67

3.49

0.77

65

3.49

1.00

0.00 n.s.

4

理解が深まる

67

3.70

1.03

65

3.75

1.00

0.05 n.s.

5

信頼できる話

67

3.78

0.92

65

4.08

0.78

0.30 *

n.s.非有意， * p<.05， ** p<.01

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-5

表955

導入部の非言語コミュニケーションの評価
説明会A＜情報提供条件＞

説明会B＜共考条件＞

度数

度数

平均値 標準偏差差

平均値 標準偏差

1

好感度

67

3.43

0.86

65

4.11

0.83

0.68 **

2

聞き取りやすさ

67

4.04

0.73

65

4.32

0.83

0.28 **

3

⾃分の⾔葉で話している

67

2.70

1.03

65

3.26

1.11

0.56 **

4

真摯に⽿を傾ける姿勢

67

3.21

0.62

65

3.52

0.89

0.31 **

5

わかりやすく伝える姿勢

67

3.78

0.78

65

4.09

0.88

0.31 **

6

説明者の信頼

57

3.47

0.73

55

3.85

0.87

0.38 *

7

受け⼿の⽴場に配慮した説明

57

2.96

0.84

55

3.51

0.96

0.55 **

8

説得しようとしていると感じない

57

3.19

0.90

55

3.55

1.15

0.36 n.s.

9

威圧感を感じない

57

4.26

0.79

55

4.53

0.6

0.27 *

n.s.非有意， * p<.05， ** p<.01

共に考えるための時間を持たせてほしいと宣言し，勢」を示し,それが受ける人に伝わることが，説明会

対話の姿勢が示されたことより，その姿勢が伝わるこ

終了後のリスク・コミュニケーションの評価の差に影とで，コミュニケーションや情報を受ける人にとって，響している．
「信頼できる話」については，説明会 A<

より円滑なコミュニケーションに繋がり，自然な形で情報提供条件>3.88 点，説明会 B<共考条件>4.24 点と対話が進み，送り手と受ける人の間の関係性が深まっなり， 有意な差(t(63)=-2.52，p=.0019)が確認された．

たことが見て取れる．

表 12 の通りである．

3．2 説明会終了後のリスク・コミュニケーションの評価への影響

表 10

説明会終了後に，説明会導入部と同じリスク・コミュニケーションの評価と非言語コミュニケーションの評価を行った．実験条件の違いは説明会導入部のみ

説明会本編終了後の実験協力者の属性

⼈数

導入部評価者の属性

本編の実験協力者の属性

132 ⼈

67 ⼈

Ａ群

Ｂ群

Ａ群

Ｂ群

67 ⼈

67 ⼈

34 ⼈

33 ⼈

再稼動賛否

2.84 点

2.85 点

2.79 点

2.85 点であり，説明会 A<情報提供条件>と説明会 B<共考条件

の評定平

標準偏差

標準偏差

標準偏差

標準偏差

>の，説明会本編の説明資料・説明内容で違いを設け

均値

1.298

1.302

1.298

1.326

に関する

1.69 点

1.69 点

1.74 点

1.70 点

詳しさ

標準偏差

標準偏差

標準偏差

標準偏差

平均値

0.467

0.465

0.448

0.467

(詳しい︓

（31:69）（31:69）（27:73）（30:70）

関与の度

1.43 点

1.42 点

1.47 点

1.39 点

合の⽐率

標準偏差

標準偏差

標準偏差

標準偏差

平均値

0.497

0.499

0.507

0.496

(多︓少)

(43:53)(42:58)(47:53)(60:40)

46:54

51:49

47:53

55:45

ずに実査している．説明会終了後の評価に参加した各群の実験協力者の回答者属性の構成は表 10 の通りである．
両群の「知識量の差」としての「社会問題に関する詳しさ」「関与の度合い」「原子力発電の再稼動賛否」には僅かな差があるが，群間に統計的に有意な差（表11）はない．
説明会全体のリスク・コミュニケーションの評価結果（表 12）と非言語コミュニケーションの評価結果

社会問題

詳しくない)

男⼥⽐率（男︓⼥）（表 13）を確認する．
リスク・コミュニケーションの評価項目では，「中立・公平な話と感じる」の評価差が最も大きく，説明

さらに説明会終了後の非言語コミュニケ―ション

会 A<情報提供条件>3.53 点，説明会 B<共考条件>4.06の評価も，説明会 A<情報提供条件>よりも，説明会 B<点となり，有意な差(t(65)=-2.52，p=.0007)が確認さ

共考条件>の評価が高いことが示された．

れた．導入部の 2 分の間で，送り手が「共に考える姿

9 項目中 6 項目（「好感度」「自分の言葉で話していINSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-5

56

る」
「真摯に耳を傾ける姿勢」「説明者の信頼」「受けることで，説明会終了後にも共考の影響がみられる．受人の立場に配慮した説明」「説得しようとしているとけとる人は，導入部だけでなく，その後の説明会の間感じない」）について，有意な差が確認された．表 13

も，共考の姿勢が示された影響を受けていると考えらの通りである．

れる．

導入部での共考の姿勢の宣言とその姿勢が伝わる

表 11

説明会本編終了後の回答者属性の差異の確認
説明会A＜情報提供条件＞

説明会B＜共考条件＞

度数

度数

平均値 標準偏差

平均値 標準偏差差

1

社会問題に対する詳しさ

34

1.74

0.45

33

1.70

0.47

-0.04 n.s.

2エネルギー問題に対する関与

34

1.47

0.51

33

1.39

0.50

-0.08 n.s.

3

原⼦⼒発電の再稼動賛否

34

3.21

1.30

33

3.15

1.33

-0.06 n.s.

n.s.非有意表 12

説明会終了後のリスク・コミュニケーションの評価
説明会A＜情報提供条件＞

説明会B＜共考条件＞

度数

度数

平均値 標準偏差

平均値 標準偏差差

1

聞いてみようと思えた

34

4.26

0.75

33

4.39

0.50

0.13 n.s.

2

中⽴・公平な話と感じた

34

3.53

0.99

33

4.06

0.70

0.53 **

3

⾃分の意⾒が⾔いやすい

34

3.68

0.64

33

3.79

0.74

0.11 n.s.

4

理解が深まる

34

4.47

0.61

33

4.36

0.55

-0.11 n.s.

5

信頼できる話

34

3.88

0.77

33

4.24

0.61

0.36 *

n.s.非有意， * p<.05， ** p<.01

表 13

説明会終了後の非言語コミュニケーションの評価
説明会A＜情報提供条件＞

説明会B＜共考条件＞

度数

度数

平均値 標準偏差

平均値 標準偏差

差

1

好感度

34

3.74

0.96

33

4.30

0.73

0.56 **

2

聞き取りやすさ

34

4.24

0.65

33

4.48

0.62

0.24 n.s.

3

⾃分の⾔葉で話している

34

3.15

0.96

33

3.70

0.98

0.55 *

4

真摯に⽿を傾ける姿勢

34

3.26

0.67

33

3.73

0.84

0.47 *

5

わかりやすく伝える姿勢

34

4.18

0.76

33

4.45

0.51

0.27 n.s.

6

説明者の信頼

34

3.71

0.94

33

4.22

0.67

0.51 *

7

受け⼿の⽴場に配慮した説明

34

3.06

0.85

33

3.65

0.65

0.59 **

8

説得しようとしていると感じない

34

3.12

1.09

33

3.78

0.90

0.66 *

9

威圧感を感じない

34

4.26

0.79

33

4.39

0.66

0.13 n.s.

n.s.非有意， * p<.05， ** p<.01

3．3
価

説明会の満足度評価と説明内容の評

足度を比較すると，説明会 B<共考条件>の方が，評価は高い結果となった（表 14）．説明会 A<情報提供条件>4.06 点，説明会 B<共考条件>4.48 点となり，有意な説明会 A<情報提供条件>と説明会 B<共考条件>の満差(t(63)=-2.76，p=.0004)が確認された．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-5

57

日本のエネルギーの状況の説明に対する満足度，カなお，再稼動賛否については，説明会 A<情報提供条

ーボンニュートラルの説明の満足度，原子力発電の安件>が 3.76 点に対して，説明会 B<共考条件>3.58 点と全性の説明に対する満足度も，説明会 B<共考条件>のなり，差-0.18 点となり，有意な差はなかった．導入方が高くなっており，説明会本編の説明内容を厳密に部での共考の姿勢の宣言とその姿勢が伝わることで，同じにしており運用で差がないにもかかわらず，説明より良いリスク・コミュニケーションに繋がるものの，会本編の満足度評価では，説明会 B<共考条件>の方が，説明会本編の説明による態度変容に対する影響は今

説明会 A<情報提供条件>よりも，高い評価となってい回の調査では差異が見られない．説明会 A<情報提供る．説明会 B<共考条件>の，リスク・コミュニケーシ

条件>も説明会 B<共考条件>も，双方向的コミュニケ

ョンの評価や非言語コミュニケーションの評価が高ーションを心掛け，説明内容には差異がないため，説いことから，全体の満足度評価や，説明内容の満足度

明会後の態度や認識の変化に差が出るほどの影響はの高まりに繋がっていると考える．

なかったのではないかと推測される．

表14

説明会終了後の説明会全体の満足度評価と再稼働賛否
説明会A＜情報提供条件＞

説明会B＜共考条件＞

度数

度数

平均値 標準偏差

平均値 標準偏差差

1

説明会の満⾜度

34

4.06

0.69

33

4.48

0.57

0.42 **

2

⽇本のエネルギーの状況の説明

34

4.21

0.77

33

4.48

0.57

0.27 n.s.

3

カーボンニュートラルの説明

34

3.85

0.99

33

4.24

0.56

0.39 n.s.

4

原⼦⼒発電の安全性の説明

34

3.76

1.07

33

4.09

0.77

0.33 n.s.

5

原⼦⼒発電の再稼働賛否

34

3.76

1.16

33

3.58

1.15

-0.18 n.s.

n.s.非有意， ** p<.01ュニケーション活動）の満足度も高まっている．さら5. 考察とまとめに，提供された情報に対する受ける人の満足度も，共考の姿勢が伝わることで高くなる．原子力発電の安全性と本稿は，双方的なコミュニケーションが可能な環境にいう，興味関心が低いリスク関連の情報であっても，共おいて行われる，エネルギー問題のリスク・コミュニケ

考の姿勢を示し，受ける人にその姿勢が伝わることで，ーションにおいて，共に考える姿勢が示されることの意

提供された情報の満足度の受け止めに差が見られ，リス味を検討するための調査を行った．

ク情報をより共有しやすい対話になると考える．

送り手が共考の姿勢を示し，受ける人にその姿勢が伝

ただし，共考の姿勢をしっかりと受ける人に伝えるにわることで，「中立・公平な話と感じる」の回答が増加

は，双方向的なコミュニケーションが可能な環境が必要

し，送り手の提供する情報の信頼度が高まることを確認

であり，非言語コミュニケーションの影響に配慮する必した．

要がある．夛田(2022a)のWebアンケート調査では，非言送り手の「共考の姿勢」が，受ける人に伝わり，受け語コミュニケーションの影響を排除した形の実験調査とる人と共有されることで，送り手の好感度，受ける人の双方向的なコミュニケーションが可能となっていない環

声に真摯に耳を傾けている，わかりやすく伝えようとし

境下で，共考の姿勢の重要性を確認したが，受ける人にている，受ける人の立場に配慮した説明をされているとは伝わらず，共考の姿勢を示すことの影響の差異は僅かいう，送り手の非言語コミュニケーションの評価の回答であった．本稿の調査のように，双方向的なコミュニケ

が良い方向に増加しており，送り手に対する信頼が高まーションが可能な環境を整え，受ける人に共に考える姿っている．また，説得しようとしていると感じないとい勢が伝わったことで，リスク・コミュニケーションの評

う評価も増加していることからも，より自然な形のコミ

価に大きな差異が生まれることを確認している．

ュニケーションに繋がっていることが示唆される．
また，本稿で企画した説明会本編全体（リスク・コミ

本稿をまとめると，送り手が‘共に考えるための時間を持たせてほしいと宣言’し受ける人に伝えることで，

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-5

受ける人にとって，自然な形で情報に触れる雰囲気がつくられ，より良い対話が進むことが示唆される．
ただし，共考の姿勢を送り手が受ける人に伝えるには，対話が行われる場において，双方向的なコミュニケーションが可能な環境がなければ，共に考える姿勢の重要性は伝わらない．
送り手が共考の姿勢を示し，受ける人とその姿勢を共有してコミュニケーションを実施することは，より良い
リスク・コミュニケーションの成立要件の一つであることが示唆される．本稿の調査データは，先行研究である 木下(2016)で示されている，リスク・コミュニケーションの成立要件として「共考」の大切さを，多くのデータを持って追認するものであると考える．

6．
． おわりに
本稿の調査では，実際のリスク・コミュニケーションの現場に近い形における会場集合調査という手法で，共考の姿勢を示すことの影響を把握することを試みた．会場集合調査の場合，多くの調査協力者を集めるために多くの費用と労力が必要である．
本稿の分析にはなかったが，受ける人の考え方や価値観，リスクに対する受け止めの特徴等にあわせた進め方を探求することで，より良いリスク・コミュニケーショ
ンに繋がると考える．

引用文献
木下冨雄（2016）．リスク・コミュニケーションの思想と技術 共考と信頼の技法．ナカニシヤ出版．
夛田幹宏（2020）．エネルギー問題に関する中間層の受け止めとペルソナの提案，INSS JOURNAL
Vol.27，66-87．
夛田幹宏(2022a)．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)－－，INSS JOURNAL Vol.29，
58-68．
夛田幹宏(2022b)．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)－－，INSS JOURNAL Vol.29，69-78．

58

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-659

意識調査で科学技術リテラシーをどのように尋ねるか？:エネルギー問題・原子力発電をめぐる事実判断
Measuring Science and Technology Literacy in Social Surveys:
Evaluation of Factual Judgments about Energy Issues andNuclear Power Generation
藤田 智博（Tomohiro Fujita）＊1
要約 科学技術をめぐるリテラシーの有無は，意思決定の背後にある事実判断の正確性という観点から理解することが可能である．エネルギー問題や原子力発電について人々がどのような事実判断を下しているのかを測定する質問を考案し，それらを組み込んだ社会調査を実施した．分布，回答特性，変数間の関連といった結果を報告する．
キーワード: 意識調査，リテラシー，知識，事実判断，分布Abstract The extent of the scientific and technological literacy of the general public can be measured in terms of theaccuracy of factual judgments behind their decision making. Therefore, we designed survey questions to measure how people
make factual judgments about energy and nuclear power generation issues, and we conducted a social survey that included
these questions. We report the distributions, response patterns, and correlations between variables of the results.
Keywords: awareness survey, literacy, knowledge, factual judgment, distribution

1． は じ め にった問題領域が誕生する（Starr, 1969）．リスク認知が，具体的な科学技術の受容の局面においても無視

科学技術が有するリスクは専門家によって技術しえない役割を果たしうるのであれば，リスク認知的な査定が行われる．その一方で，同じ科学技術のの研究は政策的にも有意義であり，科学技術が有すリスクについて，決して専門家ではない一般の人々るリスクの技術的な査定とは別次元のテーマとしてにアンケートや質問紙といった調査票を用いて尋ね成立しうる（Slovic, 1987）．そこにおいて原子力発電

ることも可能であり，後者の場合，つまり調査票等を含む原子力エネルギーの活用は，初期から，しばを用いて尋ねた場合の返答・反応をリスク認知（riskしば言及される中心的なトピックであったといって

perception）という．

よいだろう．

現代社会においては科学技術がもたらすベネフ

リスク認知は個人によっても技術の内容によっィットやリスクと無縁でいることは専門家ではないてもバラツキがある．個人それぞれでリスクの評価

一般の人々にとっても困難である．しかし，科学技は一致しておらず，同様に，科学技術一般の抽象的術を開発する側が，社会問題の解決に寄与することなリスクから，バイオテクノロジーやワクチンといを技術開発の根拠としている側面も無視しえない．

った具体的な技術までを想定することができるから

それゆえ，ここに，「いかなる科学技術であれば，許である．そのような中で，議論の一つの軸となって容可能（acceptable）であるのか？」，あるいは「いかきたのは，調査票を用いて測定されるリスク認知をなるリスクであれば，許容可能であるのか？」とい平均した場合に観察される，専門家と一般の人々と＊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 . 30 2023 SR-660のあいだのギャップである．とりわけ，一般の人々

リテラシーを持っていることといえる．科学技術リは特定の科学技術のみならず，多くの科学技術のリテラシーとは，文字通りに考えるならば，科学技術

スクを「許容しがたい」水準のものとみなしがちでについて読み書きできる能力である．ただ，意味すあり（Fischhoff et.al., 1978），その点を考慮するならる内容には幅があり，新聞や雑誌で書かれている科

ば，専門家の評価とのギャップをいかにして埋める

学的な用語を理解できるといったことから，科学技のかという観点から研究が進められてきたのも無理術をめぐって社会で論争になっていることを理解しはない．

たうえで，論争の解決に寄与しうる，民主主義社会

有力な仮説とみなされてきたのが情報や知識の役割であろう．専門家と一般の人々を隔てるものが，の一市民としてふるまうことができるようになることまでを含みうる（Miller, 1998）．

専門性を要求される知識の有無であると考えるのは，

調査票を用いて科学技術リテラシーを尋ねるに専門家の定義を踏まえるならば，至極当然の思考であたって，英語圏での研究開始当初は選択肢型と自ある．すなわち，一般の人々にも，知識や情報があ由回答型の質問を組み合わせて尋ねていたようであるならば，専門家の判断に近づくのではないかといる．一例として，回答者に対して，DNA について「明う仮説が成立する．このような思考のモデルは「欠確に理解しているのか」，「何となく理解しているの落モデル（deficit model）」と呼ばれ（Sturgis & Allum,

か」，「あまり理解していないのか」を、これら 3 つ2004; Allum et al., 2008），現在に至るまで，支持するの選択肢から選んでもらう．その後，「ご自身の言葉側と反対する側，つまり賛否の双方から，議論が行で，DNA とは何かを説明してください」と自由回答

われているといってよい．

型で改めて尋ねる．電話調査であれ，面接調査であ知識や情報の持つ役割を強調するのであれ批判れ，後者の質問については調査員が回答内容を一言するのであれ，あるいは欠落モデルの経験的な正しずつ記録する．選択肢型の本人の申告と自由回答型

さを支持するのであれ批判するのであれ，避けて通の内容を組み合わせて，リテラシーの有無を判断し，ることができないのは，知識や情報をどのように測たとえばリテラシーがある場合に 1 とコーディング

定するのかという方法をめぐる問題である．適切にし，そうでない場合に 0 とコーディングする（Miller,

測定された概念でなければ，そこから産出される知1998）．当然，ここでの「DNA」という専門用語を，見の妥当性は揺らぎうる．社会調査においては，尋「放射線 radiation」といった用語に置き換えて実施

ね方によって人々の反応が変わること（盛山，2004），

することも可能である．

つまり結果としての回答が不安定になることはよく容易に想像されるように，このような尋ね方は，

知られている．実際，科学技術をめぐる一般の人々

回答者に負担を強いることになり，電話調査においの態度を扱った研究においても，測定に注意を払うては回答が打ち切られ，調査への協力自体を損なう必要があるにもかかわらず，その点が軽視されてい要因になってしまう．そこで，より簡易な手法としることへは，知識や情報にかかわる項目に限らず，て，真偽が確定できるような教科書的な記述を回答

批判が提起されている（Pardo & Calvo, 2002）．

者に示したうえで，真か偽かを二択で尋ねる形式がそれでは，原子力発電やエネルギー問題にかかわ考案されている．例を挙げるならば，「あらゆる放射る知識をどのように測定することが好ましいだろう

能は人工のものである（All radioactivity is man-made）」

か．本稿では，知識の測定をめぐる議論をレビューといった記述に対して，「真か偽か（True or False）」

したうえで，原子力発電やエネルギー問題にかかわを回答してもらうわけである．教科書的な記述の内る知識の有無を問う質問を考案し，実際に調査票を容を回答者が矛盾なく理解している場合に，リテラ用いた調査で実施した結果について，分布，他変数

シーがあると判断され，前述のようにコーディングとの関連の有無を考察する．

され，続く分析に用いられる．
測定をめぐる論点は，これら回答者への尋ね方の

２．科学技術リテラシーの測定
２．１．リテラシーをめぐる議論の背景

みならず，科学的な探求の性質や確率的思考といったことまで，尋ねる内容として含める場合もあり，もう少し幅広い（Miller, 1998）．同時に，科学技術リ
テラシーの測定は，当初，科学技術一般について抽

科学技術についての知識や情報を有しているこ

象的に尋ねるものであった．しかし，ヒト胚細胞，とを，もう少し一般的に定義するならば，科学技術

バイオテクノロジー，遺伝子組み換え食品，農業技INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-6術といった，より具体的で領域特殊的な科学技術のリスクや受容を考えるうえでは一般的過ぎるといった批判があり（Allum et al., 2008），具体的な技術に

61

石炭のシェア

石炭は，米国で現在発電され て い る 電 力 の う ち ， 20%にも満たない6

発電の仕組み石炭，天然ガス，原子力，石油による発電は，水を蒸気に変換させるための熱に依存しており，それによって大きなタービンを回転させ，発電を行う

7

ウラン燃料と石油燃料の比較

指先大のウランのペレット
1 つは，150 ガロンの石油とほぼ同量のエネルギーを発生させることができる

8

再生可能
エネルギー
政策

風力や太陽光といった再生可能エネルギーは，政府の補助金や税制優遇措置を受けているが，石炭や天然ガスのような従来のエネルギ
ーはそうではない

9

風力発電

米国の海岸線のほとんどは風力発電にとても適している

5

対応した質問も同時に探求されるようになっている．

２．２．エネルギー問題への波及
エネルギー問題や原子力発電にかかわるリスクや社会的受容を扱っている研究においても，知識は重要な論点とみなされている．しかし，測定方法は
必ずしも一定していない．知識について多くの質問を用いて測定している先行研究として，Stoutenborough et al. (2013)，Stoutenborough & Vedlitz(2016)があげられる．簡易なものとしては，Wang etal. (2019)のような例もある．
Stoutenborough et al. (2013) ， Stoutenborough &Vedlitz (2016)は，知識を主観的な観点からと同時に，先に示したように，事実判断についてのある記述に対して真偽を尋ねる形式でも測定している．主観的な観点から測定する場合は，「 以下のそれぞれのエネ
ルギー源について，あなたはご自身がどれくらい知っていると思いますか．0 が『全く知らない』，10 が『とてもよく知っている』として，0 から 10 までの中で，ご自身を位置づけてください」と述べ，11 点※「米国」ないし「国」という言葉に下線

尺度で尋ねている．具体的なエネルギー源として，
石炭，原子力，天然ガス，水力，太陽光，風力の 6
つがあげられている（Stoutenborough & Vedlitz, 2016）．

何らかの記述に対して真偽を尋ねる場合の質問のワーディングは，表 1 に示している．内容は，エネ
ルギー全般，風力発電のシェア，天然ガスの特性，

Stoutenborough & Vedlitz (2016)のの質問文

石炭のシェア，発電の仕組み，ウラン燃料と石油燃

テーマ

質問のワーディング

料の比較，再生可能エネルギー政策，風力発電であ

1

エネルギー
使用全般

米国※は世界で一人当たりエネルギー消費量がもっとも多い国ではない（NOT）

2

エネルギー
使用全般

冷蔵庫は，国のエネルギー
使用量の 7%を占めている

3

風力発電の
シェア

風力は，現在，米国で発電されている電力の 10%を占め
ている

天然ガスの
特性

安全のため，天然ガスには臭気が加えられなければならない

表1

り，これらをテーマとした合計 9 つの一連の質問から構成される．質問文中のワーディングを確認すれば明らかなように，9 つ中 5 つは「米国（the UnitedStates）」ないし「国（nation）」という言葉が含まれており（表 1 下線部），また，それら以外の 1 つは再生可能エネルギー政策にかかわるものである．それゆえ，内容面において，国（この場合，米国を想定していることは明らかである）のような，文脈によって回答が変わりうるタイプの質問であるといってよいだろう．それゆえ，これらを翻訳したものをそ4のまま日本に当てはめて調査を実施することは必ずしも好ましくないと考えられる．改めて，日本の文脈に即したものを作成し，Stoutenborough らの研究
結果と比較する視点が有効であろう．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-6

5

大規模停電
（ブラック
アウト）

日本で 9 電力体制が戦後まもなく成立して以降，
北海道，東北，東京（関東），中部，北陸，関西，中国，四国，九州といった各エリア全域におよぶ大規模停電（ブラックアウト）が起きたことは一度もない

6

大規模停電
（ブラック
アウト）の
副作用

大規模停電（ブラックアウト）が起こったとしても，暗くて不便にはなるが人命に関わるようなこ
とはない

電気の
同時同量

電気は蓄えることができるので，発電所で十分に作って貯めておけば，いつも発電を続けている必
要はない

8

再生可能
エネルギーの普及度

テクノロジーの発達はめ
ざましく，太陽光や風力などの再生可能エネルギ
ーだけで，すべての電力をまかなうことがすでに可能になっている

9

再生可能エネルギーの特性再生可能エネルギーは自然由来であるため，常時安定的に電力を供給することができる

最終処分場

原子力発電に伴う高レベ
ル放射性廃棄物の最終処
分場は，世界のどの国においても決まっていない

２．３．日本の文脈の反映へ
国際的な文脈を意識しつつも，日本の文脈を反映させるにあたって参考になるのはやはり日本における 2011 年以降のエネルギー政策であろう．
2011 年の福島事故を経たうえでなお，原子力発電への態度を決めるうえで重要であるのは，事故以前に有していた態度であり，事故後においても態度は比較的安定しており，事故後の変化も限られているという指摘がある（Siegrist & Visschers, 2013）．その理由の一つとして，この研究がスイスで実施されて

62

おり，事故が起きた福島からは物理的な距離が遠いことが指摘されている．しかし，原子力発電に対する態度は，日本においては，事故前後で大きく変化しており（Kitada, 2016），国別の文脈を踏まえることは，とりわけ事故を経験した日本においてこそ重要

7である．それゆえ，方針としては，資源エネルギー庁の資料（資源エネルギー庁, 2019）等を参照しつつ，重要な論点をピックアップし，質問文を作成することとした．そして、それらの質問文を含む調査を，
詳しくは後述するように 2020 年に関西地域で実施
した．具体的な質問文の一覧については表 2 に示した．

表 2 今回作成した知識を問うための質問文
テーマ
質問のワーディング
1

2

エネルギー
自給率

原子力発電所の運営

日本のエネルギー自給率
は，食料自給率を上回っている
東日本大震災後，厳しい新規制基準のもとで再稼働をした原子力発電所
は，再稼働以降，一度も運転を停止していない

10

1 問目にはエネルギー自給率を食料自給率と比較する質問を配置した．また，事故後に更新された新34

原子力発電とCO2

CO2 の排出源

原子力発電では，発電時に地球温暖化の原因物質とされるＣＯ２が排出されていない
自動車等の運輸にかかわるＣＯ２排出量は，発電所等のエネルギー由来のＣＯ２排出量を上回っている

規制基準に適合して再稼働している原子力発電所について，定期的に検査を実施するために運転を停止していることを尋ねる質問を，次に配置した．3 問目と 4 問目には，地球温暖化にかかわり，原子力発電が発電時に CO2 を排出していないこと，CO2 排出源を比較する質問をそれぞれ配置した．
2018 年 9 月には，北海道胆振東部地震によって，エリア全域に及ぶ大規模ブラックアウトが，日本で初めて起きている．その点の質問を加え，さらに，

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-663

ブラックアウトの副作用をどの程度理解しているのB 票のどちらかが無作為に割り当てられる．知識をかについて尋ねる質問を加えた（6 問目）．7 問目に問う質問は B 票の最後尾に配置した．世帯の訪問数

は電力の同時同量による制約，8 問目と 9 問目には5200（不在・対象者非該当・拒否全て含む）に対し，再生可能エネルギーの普及度と特性，さらに最後の最終的には 1007 名から回答が得られ，そのうち，B

10 問目には原子燃料サイクルに関連し最終処分場

票への回答があったのは約半数の 500 名であったこの場所が既に決まっている国もあることについて知とから，以下の分析においては，この 500 ケースをっているかを尋ねる質問を配置した．なお，後述す分析に用いる．

るように調査実施年である 2020 年は，高レベル放射性廃棄物の最終処分場選定において，北海道の寿都町と神恵内村が文献調査に進む意向を表明した年でもある．その報道は夏頃にはすでになされており，調査を実施した 10 月より前になる．

４．結果
４ ． 1． 正 答 数 と DK 数 の 分 布

これらについて，「正しいと思う」「正しくないとまず，正答数の分布を示したのが図 1 である．正思う」「わからない」の 3 つの選択肢から選択しても答数の平均値は 3.7（標準偏差 2.28）である．また，らった．知識を尋ねる場合，選択肢には「わからな同様に，「わからない」（DK）の回答の分布を示したい」を含める場合と含めない場合とがあるが，あるのが図 2 である．DK 数の平均値は 4（ 標準偏差 3.04）

記述に対する真偽を問う場合，選択肢が 2 つと比較である．つまり，平均的な回答者にとって 10 問中 4

的答えやすいことによって，弁別性が低くなるとい問程度は「わからない」質問であったといえる．まう 懸 念 も 表 明 さ れ て い る こ と か ら （ Allum et al.,た，10 問すべて正答であった回答者はいないのに対2008），「わからない」を含む 3 つの選択肢とした．

して，10 問すべて「わからない」と回答している回

同時に，「イエス・テンデンシー（黙従傾向）」（盛山，

答者は 35 人である．当然のことながら，正答数と2004）が懸念されることから，原子力発電の CO2 排

DK 数は負の相関関係にあると予想されるが，相関出を尋ねる 3 問目の質問を除く残りの 9 問について係数を算出すると，-0.82 と絶対値は 1 に近く大きくは，「正しくないと思う」を正答とする形式を採用し負の関係にある．つまり，DK 数が多い回答者は当た．

然のことながら正答数が少ない．

３．調査概要知識を問う質問は，継続的に毎年実施している調査の新規項目として，スポット的に導入した．調査は 2020 年の 10 月から 11 月にかけて関西地域の 18
歳から 79 歳を対象として実施した．標本は総務省の住民基本台帳年齢階級別人口に基づき，性年齢を割り当て（割当法），1000 を回収目標とした．エリア・サンプリングの方法で，100 地点を無作為に抽出し，地点抽出後は各地点において割り当てられた回収目標に達するまで，世帯を訪問し，調査票を配布・回収した（訪問留置法）．
調査票は冊子形式で 24 ページからなる．表紙には問 1 から順番に後戻りせず最後まで回答するよう指示文を記載している．調査票は，ほとんどの質問が同じであるものの，後半部のみ一部が異なる，A
票と B 票の 2 種類を用いている．回答者には A 票か

図 1 正答数の分布

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-664

図 2 DK 数 の 分 布
表 3 正答率と相関行列（テトラコリック相関係数に基づく）
質問
番号

正答率
※

1
2
3
4
5
6
7
8
9
10

.25
.32
.28
.13
.28
.67
.53
.52
.56
.16

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

.34

.02
.21

.04
.21
-.09

.20
.38
.16
.12

.14
.35
.14
.21
.48

.20
.38
.13
.13
.50
.58

.15
.33
.25
.21
.37
.48
.63

.11
.27
.34
.14
.28
.55
.62
.72

.29
.35
.13
.18
.10
.16
.15
.21
.27

※ 100%を 1.00 と し て 算 出

続いて，「わからない」を 0 とコーディングし，正はない．

答回答を 1 とコーディングしたうえで，正答率と質

また，相関係数はほとんどないものから，0.7 程度

問間の相関行列を示したのが表 3 になる．正答率はのものまである．再生可能エネルギーの普及度と特15％程度のものから 60%を超えるものまである．

性を尋ねた 8 問目と 9 問目の相関係数は 0.72 と高CO2 排出源に関する質問（4 問目）や最終処分場にい．

ついての質問（10 問目）の正答率が低いのに対して，大規模停電（ブラックアウト）の副作用（6 問目）や再生可能エネルギーの特性についての質問（9 問目）

４ ． 2． 他 変 数 と の 関 連の 正 答 率 は 比 較 的 高 い ． Stoutenborough & Vedlitz

続いて，属性も含めた他変数との関連について確(2016)の場合，正答率の平均は 61.8%であり，もっと認していく．正答数を，2 問以下，3 問から 5 問，6も低い質問でも 42.2%であることから，内容面の違問以上の 3 カテゴリに統合した．それぞれの割合は

いはあるものの，本調査の正答率（平均は 37.1%）

順に 31.3%，44.5%，24.2%になる．同様に，DK のは低いといえる．ただし，本調査においては，先に選択数についても 2 個以下，3 個から 5 個，6 個以上指摘した理由から DK の選択肢を加えており，DK のの 3 カテゴリに統合した．それぞれの割合は順に

選択肢の選択率の平均が 40%であることを考慮する

37.6%，31.9%，30.5%になる．そして，正答数，DK

ならば，正答率が低くなることは必ずしも不自然で数それぞれと，性別，年齢，学歴，事業者への信頼，

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-665

規制機関への信頼，知識への自信といった他変数と関連を確認した．結果は表 4 と表 5 に示している．

の関連を確認した．原子力発電に関連する態度としまた、属性以外はそれぞれ次のようなワーディングては，原子力発電の地球温暖化への貢献，総合的なで尋ねている．

利用態度，再稼働への賛否，地層処分への賛否との表 4 正答数と他変数との関連の分析
変数

選択肢

χ2

Cramer’s
V

ｐ値

d.f.

性別

・男性
・女性

20.35

2

.00

年齢

・ 29 歳 以 下・ 30 歳 以 上 40 歳 未 満
・ 40 歳 以 上 50 歳 未 満
・ 50 歳 以 上 60 歳 未 満
・ 60 歳 以 上 70 歳 未 満
・ 70 歳 以 上

15.79

10

.11

学歴

・中卒・高卒・専修学校・短大・高専卒
・大卒以上

29.79

4

.00

事業者への
信頼

・十分ある，ある・ない，まったくない

2.98

2

.23

.08

規制機関への信頼・十分ある，ある・ない，まったくない

1.18

2

.55

.05

知識への自信・知っているほうだと思う・知らないほうだと思う
・どちらともいえない

47.85

4

.00

***

.22

地球温暖化への貢献

・有効・どちらかといえば有効・どちらともいえない・どちらかといえば有効ではない
・有効ではない

24.06

8

.00

**

.16

総合的な
利用態度

・利用するのがよい
・利用もやむを得ない
・他の発電に頼るほうがいい
・利用すべきではない

17.19

6

.01

***

.13

再稼働への
賛否

・運転を再開してよい
・どちらともいえない・運転を再開すべきでない

30.50

4

.00

***

.18

地層処分への
意見・賛成・反対・どちらともいえない
・わからない

17.02

6

.01

***

.13

* p < .05, ** p < .01, *** p < .001

***

.21

.13

***

.18

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-666

表 5 DK 数 と 他 変 数 と の 関 連 の 分 析
変数

選択肢

χ2

Cramer’s
V

ｐ値

d.f.

性別

・男性
・女性

16.68

2

.00

***

.19

年齢

・ 29 歳 以 下・ 30 歳 以 上 40 歳 未 満
・ 40 歳 以 上 50 歳 未 満
・ 50 歳 以 上 60 歳 未 満
・ 60 歳 以 上 70 歳 未 満
・ 70 歳 以 上

21.13

10

.02

*

.15

学歴

・中卒・高卒・専修学校・短大・高専卒
・大卒以上

19.78

4

.00

***

.14

事業者への
信頼

・十分ある、ある・ない、まったくない

2.05

2

.36

.07

規制機関への信頼・十分ある、ある・ない、まったくない

2.02

2

.36

.07

知識への自信・知っているほうだと思う・知らないほうだと思う
・どちらともいえない

52.43

4

.00

***

.23

地球温暖化への貢献

・有効・どちらかといえば有効・どちらともいえない・どちらかといえば有効ではない
・有効ではない

28.41

8

.00

***

.17

総合的な
利用態度

・利用するのがよい
・利用もやむを得ない
・他の発電に頼るほうがいい
・利用すべきではない

19.28

6

.00

**

.14

再稼働への
賛否

・運転を再開してよい
・どちらともいえない・運転を再開すべきでない

39.66

4

.00

***

.20

地層処分への
意見・賛成・反対・どちらともいえない
・わからない

30.94

6

.00

***

.18

* p < .05, ** p < .01, *** p < .001

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-667

事業者への信頼と規制機関への信頼は，それぞれ

ら予想されるように（Siegrist & Cvetkovich, 2000），「日本の電力会社には，原子力発電所を安全に運転事業者であれ，規制機関であれ，正答数（知識）とし，管理する能力があると思いますか．それとも能信頼とのあいだに関連があるとはいえなかった．

力はないと思いますか」，「 国の『原子力規制委員会』

さらに，地球温暖化への貢献，総合的な利用態度，とその事務局である『原子力規制庁』には，原子力再稼働への賛否，地層処分への意見のそれぞれとも，発電の安全を確保する能力があると思いますか．そ

正答数との関連がみられる．Stoutenborough & Vedlitz

れとも能力はないと思いますか」と尋ねている．

(2016)では，記述に対する真偽を問うた場合の知識

原子力発電にかかわる知識の自信については，「あとリスク認知との相関を-0.12 程度と報告している

なたは，原子力発電の方法や，長所・短所など，原が，この点についても直接の比較は難しいものの，

子力発電について知っているほうだと思いますか，

本研究における Cramer’s V は 0.15 程度であり，絶知らないほうだと思いますか」と尋ねている．

対値についてそれほど大きな隔たりはないと判断し地球温暖化への貢献については，「原子力発電は，地球温暖化対策として有効だと思いますか，有効でてよいだろう．
正答数のみならず，DK 数においても同様の分析を実施しており，結果を表 5 に示している．正答数はないと思いますか」と尋ねている．
総合的な利用態度についての質問は調査票の後半

以上に DK 数とのほうが関連の程度はやや大きくな部に配置しており，「 原子力発電についていろいろおっているが，正答数と負の関係にあるので当然ではたずねしましたが，全体としてあなたのお考えに近あるものの，おおむね傾向は類似しているといっていものを次の中から１つだけ選んでその番号に○をよいだろう．

つけてください」と尋ねている．
再稼働については，「安全審査に合格した原子力発
電所のプラントは，運転を再開してよいと思います
か，それとも，運転を再開すべきでないと思います
か」と尋ねている．

５．議論と結論
本稿においては，知識の測定という観点から，日本の文脈を踏まえつつ，エネルギー問題・原子力発最終処分については，「『地層処分』とは，地下深く

電に関連する知識を問う質問を考案し，分布，他変の地層がもつ『物質を閉じ込める力』を利用し，高数との関連を確認してきた．その結果，他変数とのレベル放射性廃棄物を埋めて，人間の生活環境に影関連が決して大きくないものの確認された．また，響を及ぼさないように長期にわたって安全・確実に関連性の大きさは英語圏の研究が報告している値と隔離する方法です．あなたは，地層処分に賛成です

比較して，特別大きな隔たりがあるわけでもなかっか，反対ですか」と，簡易な説明を加えたうえで，た．

意見を尋ねている．

以上の結果を踏まえて次のような含意を引き出す

これらの質問に対する回答の選択肢は表中に示しことができるだろう．

2

第一点目として，冒頭に述べたように，欠落モデ

検定によって正答数との関連性の有無を検討し，カルを支持するのであれ批判するのであれ，リスク認

テゴリカルな関連性の程度（Cramer’s V）を算出し知の研究を遂行するうえで知識を測定することが避た．

けられないのであれば，先行研究で指摘されているている．分析方法はクロス表を作成したうえで，χ

正答数，DK 数それぞれについて結果を確認する

ように，真偽を問う形式で知識を尋ねることは，一と次のようになる．まず，属性については，性別，定程度有効であると考えてよいだろう．訪問留置法

学歴と関連がみられ，知識への自信との関連もみらという，回答者がある程度回答のための時間を自由れた．Stoutenborough & Vedlitz (2016)では，真偽を問に使える方式を採用したとしても，正答率が極端にうた場合と知識を主観的に尋ねた場合の相関係数を高くなるわけではなかった．

0.2 程度と報告しているが，本稿の場合においても，第二点目として，第一点目とかかわるが，真偽に正答数と知識への自信の関連の程度は 0.22 である．

かかわる 2 つの選択肢に加え，DK を 3 つ目の選択

相関係数とカテゴリカルな連関係数（Cramer’s V）と肢として加えて実施した場合においても，正答あるの直接の比較は難しいものの，それほど大きな隔たいは誤答に極端に偏る，あるいは逆に回答が DK にりはないと判断してよいだろう．また，先行研究か

極端に偏ることもなかった．すべて DK を選択する

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-6層がいるのも事実である一方，正答率の高い質問では DK 選択率も低くなっている．

68

引用文献

ただし，ウェブ調査のように，社会調査やアンケ

Allum, N., Sturgis, P., Tabourazi, D. & Smith, I.B. (2008).

ート調査への協力に慣れている回答者が多く想定さScience Knowledge and Attitudes across Cultures: a

れるような状況において，同様の結果が観察される

Meta-analysis. Public Understanding of Science,のかは本稿の検討の範囲を超えている．

17(1), 35–54.

第三点目として，質問によって正答率にはバラツ

https://doi.org/10.1177/0963662506070159

キがみられたが，国が公表している資料に掲載されFischhoff, B., Slovic, P. & Lichtenstein, S. (1978). Howているような内容ですら，正答率が半分を下回るこSafe is Safe Enough?: A Psychometric Study ofとが珍しくなかった．つまり，原子力発電やエネル

Attitudes towards Technological Risks. Policy

ギー問題について，「よくは知られていない」こともSciences, 9, 127-152.

明らかになった．エネルギー自給率が低いこと，フhttps://doi.org/10.1007/BF00143739

ィンランドにおいて最終処分場が決定していること、Fischhoff, B. & Broomell, S. B. (2020). Judgment andこれらは一般の人々の 30%にも知られていないといDecision Making. Annual Review of Psychology, 71,ってよいだろう．

331–55.

これらの点を踏まえることで，リスク認知や原子

https://doi.org/10.1146/annurev-psych-

010419-050747

力発電をはじめ，電源別の選好や意見がどのように

Kitada, A. (2016). Public Opinion Changes after the

決定されるのかについて，知識の測定も含めた社会

Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Accident to

学的・社会心理学的なメカニズムの分析が可能にな

Nuclear Power Generation as Seen in Continuous

る．知識がただちに科学技術やリスクの受容につな

Polls over the Past 30 years. Journal of Nuclear

がるほど単純ではないことについてはすでに指摘さScienceandTechnology,

53(11),

1686-1700.

れている一方，個人の意思決定を考えるうえで，事https://doi.org/10.1080/00223131.2016.1175391

実判断は重要な契機であることも指摘されている．

Miller, J. D. (1998). The Measurement of Civic Scientific

そして，事実判断についてはしばしば本稿で採用しLiteracy. Public Understanding of Science, 7(3),た よ う な 方 法 で 測 定 が な さ れ る (Fischhoff &203–223.

Broomell, 2020）．それゆえ，単純な欠落モデルの採

https://doi.org/10.1088/0963-6625/7/3/001

択や棄却を超えた研究をさらに遂行していく必要があるだろう．
本稿にかかわるような知識の側面についても，たPardo, R. & Calvo, F. (2002). Attitudes toward Scienceamong the European Public: a Methodological
Analysis. Public Understanding of Science, 11(2),とえば，北海道で胆振東部地震はあったことを記憶

155–195.

している層は一定程度いるとしても，それを大規模

https://doi.org/10.1088/0963-6625/11/2/305

ブラックアウトと関連させて記憶している人となる

盛山和夫 2004. 社会調査法入門とどうだろうか．再生可能エネルギーの発電量が天Siegrist, M. & Cvetkovich, G. (2000). Perception of

候に左右されることを理解していたとしても，それHazards: The Role of Social Trust and Knowledge.

が一日のなかで需給調整を複雑にしていることまで

Risk Analysis, 20(5), 713-719.

想像が及ぶ人はどれくらいいるだろうか．ブラック

有斐閣.

https://doi.org/10.1111/0272-4332.205064

アウトを抑止しつつ，CO2 の排出をゼロに近づける

Siegrist, M. & Visschers, V. H. M. (2013). Acceptance of

ことは果たして可能なのだろうか．エネルギー問題

Nuclear Power: The Fukushima Effect. Energy

をめぐっては，このように，複数の知識を「組み合Policy, 59, 112–119.

わせる」側面も無視しえない．そして，エネルギー

https://doi.org/10.1016/j.enpol.2012.07.051

政策が体現しているように，トレードオフへの対処

資源エネルギー庁 (2019). 日本のエネルギー2019:が迫られる局面も多い．これらはベネフィットやリ

エネルギーの今を知る 10 の質問 Retrieved from

スクを単純に尋ねる以上の厄介な側面を有している

https://www.enecho.meti.go.jp/about/pamphlet/といえよう．つまり，研究をさらに深めていく方向（2020 年 6 月 1 日）

性は開かれている．

Slovic, P. (1987). Perception of Risk, Science, 236(4799),
280-285. DOI: 10.1126/science.3563507

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 SR-6

Starr, C. (1969). Social Benefit versus Technological
Risk: What is our Society Willing to Pay for Safety?
Science, 165(3899), 1232-1238.
DOI: 10.1126/science.165.3899.1232
Stoutenborough, J. W., Sturgess, S. G., & Vedlitz, A.
(2013). Knowledge, Risk, and Policy Support:
Public Perceptions of Nuclear Power. Energy Policy,
62, 176–184.
https://doi.org/10.1016/j.enpol.2013.06.098
Stoutenborough, J. W. & Vedlitz, A. (2016). The Role of
Scientific Knowledge in the Public's Perceptions ofEnergy Technology Risks. Energy Policy, 96, 206–
216.
https://doi.org/10.1016/j.enpol.2016.05.031
Sturgis, P. & Allum, N. (2004). Science in Society: Reevaluating the Deficit Model of Public Attitudes.
Public Understanding of Science, 13(1), 55-74.
https://doi.org/10.1177/0963662504042690
Wang, S., Wang, J., Lin, S. & Li, J. (2019). Public
Perceptions and Acceptance of Nuclear Energy inChina: The Role of Public Knowledge, Perceived
Benefit, Perceived Risk and Public Engagement.
Energy Policy, 126, 352–360.
https://doi.org/10.1016/j.enpol.2018.11.040

69

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-1

70

熱疲労における亀甲状亀裂の 発生要因と強度に及ぼす影響 ＊1
Causes of Evolution and Influence on Failure Strength of Thermal Crazing
釜谷昌幸 （Masayuki Kamaya）＊2

要約
亀甲状亀裂は熱疲労荷重下で見られる典型的な亀裂形態であるが，その発生プロセスは十分には理解されていない．そして，亀甲状亀裂は深さ方向に深く成長しないことが指摘されている．本研究では，3 次元有限要素解析を用いて亀甲状亀裂の発生過程をモンテカルロシミュレー
ションで再現した．亀裂間の力学的相互作用の亀裂発生および進展に及ぼす影響を模擬するため，
Abaqus の X-FEM 機能を利用して亀裂をモデル化した．その結果，亀甲状亀裂は深さ方向の進展が停留している場合にのみ出現することが明らかになった．つまり，亀裂が同じ深さで長期間停留している間に多数の亀裂が発生し，亀甲状亀裂となることができた．次に，亀甲状亀裂が配管の破壊強度に及ぼす影響を調べるために，引張，曲げ，または内圧荷重を受ける管の極限荷重を調べた．シミュレーションで再現された亀裂が配管内面に存在すると仮定した．亀甲状亀裂を等価な
単一亀裂に置き換えた場合の極限荷重も算出し，亀甲状亀裂の強度算出手順を検討した．日本機
械学会の維持規格で規定されている亀裂の合体ルールに従い単一亀裂に置き換えた場合は精度のよい予測となったが，必ずしも保守的な予測とはならなかった．一方，亀裂分布範囲の最大長さに相当する単一亀裂に置き換えることで保守的な極限荷重が予測できた．
キーワード

亀甲状亀裂，熱疲労亀裂，熱応力，亀裂停留，極限荷重，合体基準

Abstract Craze cracking is a typical cracking morphology caused by thermal fatigue loading; however, thereason for its cause by thermal fatigue loading is not fully understood. It is known that craze cracks do not
grow deeply. In this study, evolution of craze cracking was simulated by Monte Carlo simulations using threedimensional finite element analyses. Cracks were modeled using the X-FEM technique in Abaqus in order toconsider the interaction between multiple cracks on the crack initiation and growth. Craze cracking wasobserved only when the growth in the depth direction was arrested. Since cracks kept the same depth for along duration, many cracks could be initiated and craze cracking occurred due to the equi-biaxial stress state.
Next, to investigate the change in failure load due to craze cracking, the limit load of a straight pipe subjected
to a tensile, bending or internal pressure loading was analyzed. The simulated craze cracking was assumed to
be located inside the pipe. It was revealed that the change in the limit loads due to craze cracking could be
predicted well by replacing the craze cracking with an equivalent single crack. Although the replacement ruleprescribed in the fitness-for-service code of the Japan Society of Mechanical Engineers predict reasonable
limit loads, it did not result in conservative prediction. Conservative limit load could be predicted by setting
the equivalent crack length to be the maximum extend of distributed cracks.
Keywords

crack network, thermal crazing, thermal stress, crack arrest, limit load, combination rule

1. 緒言言えない．亀甲状亀裂の特徴として，深さ方向の亀裂進展が停留していることが指摘されている（1）．フランスの原子温度差を有する流体の配管合流部など，比較的速い周力発電所で発見された亀甲状亀裂は，ほぼ2 mmの深さで期で変動する熱荷重に起因する疲労（以下，熱疲労）にお停留していた（1）．実験においても深さ方向の進展が停留す

いて亀甲状亀裂がしばしば観察されている（1）．実験においる傾向が確認されている（3,7,8）．亀甲状亀裂が停留する要因ても，加熱した試験片の表面を繰り返し急冷したり（2-5），について，密集した亀甲同士の干渉による応力が緩和（2,9-温度の異なる流体を交互に噴霧したりすることで（6），多数

11）の亀裂がランダムな方向に分布する亀甲状亀裂が再現さ方の影響（17,18）などが考察されている．いずれも2次元的なれている．しかし，亀甲状亀裂の発生を計算機上で模擬す

解析に基づく考察となっている．表面の2次元的な亀裂分ることは困難で，その発生要因が明らかにされているとは布に依存する応力緩和と，深さ方向の応力勾配の両方の影，熱荷重特有の深さ方向の応力勾配（12-16），またはその両＊１ 日本機械学会論文集, Vol.87, No.904 (2021)（DOI: 10.1299/transjsme.21-00318）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 . 30 2023 NT-1

64 mm

71

Crack tip on the surface
Crack tip on the surface

64 mm
Crack depth a

10 mm

Fig. 1 Model assumed for simulations. The plate wassubjected to thermal fluctuation on the surface.
響を考察するためには，3次元的な解析による検討が望ま

Fig. 2 Shape of crack assumed in the simulation. The depthof crack was constant while the shape on thesurface varied according to the stress and stressintensity factor derived by finite element analyses.

れる．
亀裂が浅い状態で停留していた場合，亀裂の存在が構造物の破壊強度に及ぼす影響は限定的となる．原子力発電プラ
ントで亀裂が発見された場合，日本機械学会原子力設備規格維持規格（19）（以下，維持規格）にしたがって破壊強度が予測される．そして，基準を上回る強度を有することが確認できれば，亀裂を除去することなく使用を継続できる．
維持規格では，複数の亀裂が近接した場合の評価手順も規定されている．具体的には，規定の範囲内にある複数の亀裂を，破壊評価が可能な単一亀裂に合体させる．合体基準

Fig. 3 Shape of crack modeled for X-FEM. The edge ofcrack was chamfered to improve accuracy of stressintensity factor calculation.

は，主に2つの亀裂が近接する場合の強度変化から検討されており（20,21），亀甲状亀裂に対する適用性が検討された報告は見当たらない．また，維持規格では，一度合体させた
亀裂はそれ以上繰り返し合体を行う必要はないとの規定がある．つまり，亀甲状亀裂のように多数の亀裂が存在していても，破壊を引き起こす主亀裂に近接する1つの亀裂のみに対して合体を考慮し，他の亀裂の存在は無視することになる．主亀裂が明確でない亀甲状亀裂には，現行の合体基準の適用が難しい場合も想定される．
本報では，まず，亀甲状亀裂が発達する様子を，有限要素解析を用いたモンテカルロシミュレーションで再現することを試みた．亀甲状亀裂の特徴的な亀裂形態を模擬するために，平板表面に発生するランダムな方向を有する複数の亀裂をモデル化した．これにより，亀裂周囲の不均一な応力分布が亀裂の発生寿命に及ぼす影響や，接近した亀裂同士の力学的な相互作用が進展速度や進展方向に及ぼす影響（22）を考慮した．さらに，熱荷重特有の深さ方向の応力勾配の影響を考慮するために亀裂の深さ方向の進展も模擬した．複数の亀裂を簡便に解析するため，拡張有限（23,24）要素法（X-FEM）を適用した．シミュレーションによって亀甲状亀裂を再現することで，亀甲状となる要因や，亀甲状亀裂における亀裂の発生や進展の特徴について考察した．次に，シミュレーションで再現された亀甲状亀裂を用いて配管の破壊強度の変化を調べた．内面に亀甲状亀裂が発生した配管を対象に，引張荷重，曲げ荷重および内圧に対する配管の極限荷重を算出した．そして，維持規格の手順によりモデル化した単一亀裂を有する場合の極限荷重と比較することで，維持規格の合体基準の亀甲状亀裂への適用性を考察した．

2.

亀裂の発生・進展シミュレーション

2.1 シミュレーションの方法
2.1.1 解析モデル
図 1 に模式的に示すように厚さ 10 mm を有する 64×64
mm2 の平板上において複数の亀裂が発生・進展する様子をモンテカルロシミュレーションで模擬した．材料としては
ステンレス鋼を想定した．亀裂進展は応力拡大係数（K 値）
を駆動力に進展させた（25,26）．応力および K 値の解析は XFEM 機能が実装されている有限要素解析コード Abaqus

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-1

72

Fig. 4 Finite element model around the simulated crack. The mesh size was 0.25 mm around cracks. The size was increased
to 2 mm at the maximum case when the distance from the crack was large, which the size in the depth direction
was kept as 0.25 mm. Cracks could be initiated from the nuclei which were assigned every 0.5 mm.

Fig. 5 Crack shapes on the surface assumed when crack depth reached 1.25 mm. The shape was determined using thedirection of the maximum principal stress.
2020HF2 を用いた． Abaqus の X-FEM では要素表面上の毎に 1 つ割り当てた．結晶粒界や結晶粒内から疲労亀裂が任意の位置に亀裂を想定することができるが，亀裂の前縁発生することを想定している（27）．

は要素形状と一致させる必要がある．そこで，図 2 に示す

ステンレス鋼を用いた疲労試験において，数十マイク

ように，要素内の亀裂形状は直線で深さは一定の亀裂を想ロメートル程度の微小な亀裂は疲労寿命の 10%に満たな定した．ただし，K 値解析を正しく解析するため，亀裂のい段階で発生していることが確認されている（28,29）．そして，

コーナー部を図 3 のように面取り形状とする必要がある．

残りの 90%以上の寿命をかけて亀裂が進展した．したが平板は 1 辺が 0.25 mm の立方体形状の 8 節点固体要素って，疲労寿命は亀裂の進展寿命とほぼ等価となる．そこで分割した．ただし，亀裂から離れた位置では，図 4 のよで，本シミュレーションでは，シミュレーション開始時点

うに，2×2 の要素集合，または 4×4 や 8×8 の要素集合を 1で亀裂発生核に深さ 30 µm の（見えない）亀裂が存在する

つの要素に置き換えることで解析モデルの自由度を小さと仮定した．亀裂の初期深さを 30 µm として進展予測すくした．以下，この要素の置き換えを要素統合とよぶ．要ることにより，疲労寿命が再現できることが示されている

素統合は表面方向のみに対して実施し，深さ方向は一様に（28）

0.25 mm の要素分割とした．

して，亀裂の深さが 1.25 mm に到達した時点で深さ方向．亀裂の進展速度 da/dN としては次式を適用した．その 5 要素分の（見える）亀裂を X-FEM でモデル化し，こ2.1.2 亀裂の発生と進展
平板表面に予め設定された亀裂発生核から亀裂を発生させた．亀裂発生核は，0.5×0.5 mm2 の領域（要素 4 個分）の時点を亀裂発生と定義した．





2.76
da  m 
12（1） Vini  5.06  10 K I  MPa m 
dN  cycle INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-1

(a) Tensile load73(b) Biaxial load

Fig. 6 Boundary conditions for analyses assuming uniform tensile or bi-axial load.

Table 1 Constants used for thermal stress analyses.
Density

8000 [kg/m3]

Specific heat

487.96 [J/kgK]Heat conduction coefficient15.86 [W/mK]

Heat transfer coefficient

25 [kW/m2K]

Young’s modulus: E

195 [GPa]

Poisson’s ratio: 

0.3

Heat expansion coefficient: 

1.64 ×10-5 [1/K]

Fig. 7 Boundary condition for thermal loading and change in fluid
temperature on the surface assumed for thermal analysis.

式（1）は，SUS316 鋼の微小領域を含む亀裂進展速度を近（30）素以上を確保するようにモデル化している．最大主応力方に，ばらつきを考慮するための定数 Vini を考

向の直角方向に近い亀裂形状を選択した．主応力方向が特慮している．Vini は平均 1，標準偏差 1.0 の対数正規分布に定できない等 2 軸応力の場合は一様乱数を用いて決定し従う乱数により決定した値を亀裂発生核毎に与えた．Vini

た．

似した式

の標準偏差は最終的に得られる亀裂寸法のばらつきと相亀裂発生後は，表面方向の進展速度も式（1）により算関がある．標準偏差を小さくすると亀裂寸法のばらつきが出した．先にも述べたように，X-FEM の解析では亀裂前小さくなる．試行錯誤の結果 1 を採用した．ΔKI は K 値の

縁は要素境界に一致させる必要がある．そこで，亀裂前縁

変動幅を示し，亀裂発生前（X-FEM で K 値を計算する深は 1 要素（0.25 mm）ずつ進展させ，進展量が 1 要素に満さ 1.25 mm 未満の状態）の値は次式で算出した．

たない場合は，計算上でのみ進展を模擬し，有限要素解析
における亀裂形状は先端が要素端にある状態（実際より少KI fini  a

（2）

し短く，浅い状態）の値を用いた．有限要素解析を実施す
る回数をステップと呼び，1 ステップ毎の繰返し回数 dN

応力 σ は亀裂発生核におけるミーゼスの相当応力を用いは以下の 2 つの条件を満足するように決定した．

た．形状係数は半円形状の亀裂に相当する fini = 0.7 で一定とした（31）．亀裂深さ a が 1.25 mm（要素 5 個分）に到達① ステップ中に 2 つ以上の亀裂が発生しないようにする．

した後は，
X-FEM により算出されるモード I の K 値を ΔKI② 表面長さの進展量が，その時点の亀裂長さの 10%を超として用いた．亀裂発生時の表面方向の亀裂形状は図 5 のえないようにする．

ように設定した．これらの亀裂形状は，表面方向に 11 要

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-1

74

亀裂を進展させる際の表面方向の偏向角度 θ は，
X-FEM
で算出されるモード II の K 値 ΔKII を用いて次式で決定した（32）．

 KII  1  3KII2  KI 8KII2  KI2  （3） cos 

9KII2  KI2
 KI 

  sign 

ここで，sign(A)は A の符号を表す．図 2 の亀裂形状を想定している本シミュレーションでは面外変形は模擬できないので，モード III の K 値は考慮しなかった．

2.1.3 境界条件
シミュレーションでは単軸または等 2 軸の引張荷重を負荷した場合と，熱荷重を負荷した場合を模擬した．単軸Fig. 8 Von Mises equivalent stress distribution obtained by
X-FEM analysis. A single crack was assumed
and tensile stress was applied perpendicular tothe crack. The mesh size was assumed as 0.25
mm for whole region.
10

または等 2 軸の引張荷重を負荷する場合は図 6 のように境界条件を設定し，一様な 1,000 MPa を負荷した．熱荷重を負荷する場合の境界条件は図 7 のように与えた．平板表
面の流体温度を，初期温度 To から，遷移時間 tr で ΔT 減少
させる．そして，ピーク温度到達後に初期温度 To に戻す．
本シミュレーションでは，ΔT を 200 K，tr を 1 s とした．

s

最初に，亀裂のない状態で，伝熱解析により平板の内部を5含めた温度過渡変化を計算した．そして，得られた温度変化を用いて各時間断面での応力ならびに応力拡大係数を1.2

算出し，その最大値をシミュレーションに用いた．表 1 に（33）

解析に用いた定数を示す．これらの条件は配管合流部

1.0

での熱疲労を想定している．

0.8

f1

2.1.4 シミュレーションの制約および終了条件

FEM
X‐FEM (reduced mesh)
X‐FEM (full mesh)

0.6
0.4

解析コード（Abaqus）の制約などにより以下の条件でシ

0.2

ミュレーションを実施した．

0.0

・ 101 個目の亀裂が発生した時点でシミュレーションを終了する（解析コードが 100 個までの亀裂しか許容していない）．
・ 亀裂の周囲 2 要素（0.5 mm）分はその亀裂の占有要素とする（以下，エンリッチ領域とよぶ）．エンリッチ領域には他の亀裂が侵入したり，新たな亀裂が発生したりできない．他の亀裂のエンリッチ領域に突き当たった場合，その方向への進展は停留させる．
・ 亀裂は分岐せず，合体もしない．また，接近した亀裂

0.0

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

Normalized crack tip position s/20
Fig. 9 Normalized stress intensity factors along the crack
front obtained by the X-FEM analyses andconventional FEM analysis. The X-FEM analyses
were conducted for the full mesh, for which meshsize was 0.25 mm for the whole region, andreduced mesh, for which mesh size was increased
as shown in Fig. 4.

2.2

X-FEMにによるK値
値の解析を合体させることもしない．
・ 亀裂深さが 8 mm（板厚の 8 割）を超えた時点を亀裂

平板の中心に長さ 10 mm，深さ 5 mm の亀裂を導入した

貫通とみなし，シミュレーションを終了する．

場合の解析を実施した．荷重は亀裂面に垂直方向に一様なINSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-1

75

Fig. 10 Schematic drawing explaining how to derive the stress intensity factors for crack propagation in the surface anddepth directions. Equation (5) was applied to calculate averaged stress intensity factors for each direction.

(a)Tensile load(b)Biaxial load(a)Tensile load

Fig. 11 Crack distributions obtained by crack initiation andgrowth simulations assuming uniaxial and biaxial
loading conditions. The simulations were stopped
due to crack penetration in the depth direction.

(b)Biaxial load

Fig. 12 Von Mises equivalent stress normalized by appliedstress σo obtained by X-FEM analyses for the crack
distribution shown in Fig. 11.

引張荷重を付与した．ミーゼスの応力分布を図 8 に示す．

から全体の 4 分の 1 をメッシュ分割しているため，s/20 =要素統合を実施していない場合の結果を示している．亀裂

0.5 までしか出力がない．X-FEM の解析ではコーナー部はが開口し，亀裂周囲に応力集中域と緩和域が出現している

面取り形状となっている（図 3 参照）ため，通常の有限要

ことがわかる．

素解析の亀裂形状と厳密には同じでない．X-FEM による

図 9 は，X-FEM により算出された K 値（図中で「X-K 値は相対的に小さく，最深部 f1 はおおよそ 0.7 となった．

FEM」と表示）と，通常の有限要素解析によって算出され矩形のコーナー部に向かって K 値が減少するなど，分布た結果（同「FEM」）を比較した．亀裂先端の位置は表面の特徴は似ている．また，要素統合した場合（図では「X-を起点とした距離 s で示し，モード I の K 値 KI を次式でFEM(reduced mesh)」と表示）としない場合（同「X-FEM(full

正規化した．

mesh)」）の結果はほぼ一致した．

f1 

KI

 a

シミュレーションでは亀裂の進展後の亀裂形状を決定（4）

通常の有限要素解析は文献（34）にしたがって矩形亀裂のメッシュ分割を行って K 値を算出した．モデルの対称性するため，表面方向（両先端 2 方向）と深さ方向の 3 つのK 値のみを用いるが，解析では前縁に沿った各節点で K値が算出される．そこで，次式で定義される平均化した K

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-1

(a) Crack length76(b) Crack depth

Fig. 13 Change in crack length and depth with the number of cycles obtained by the simulations for a uniaxial or biaxial
loading condition. The crack was assumed to be initiated when the depth reached 1.25 mm. The crack depth
exceeded 8 mm within relatively short cycles after the initiation.

Fig. 14 Crack initiation and growth simulation for thermal loading. The simulation was stopped when the number ofcycles reached 101, which was more than the limitation of the X-FEM code.

（35）
値（Kline）
を表面 2 方向と深さ方向にそれぞれ算出し，図 10 に模式的に示すように，n は表面方向（2 方向）と深ΔKI および ΔKII として用いた．

さ方向の辺に存在する K 値の算出点（節点）の数となる．

n

 n

K line  sign   K i  i 1


K
i 1

n

熱荷重を対象とした場合は，各時間断面で K 値が算出さ
2
i

（5）

れる．各節点において解析時間中での最大値を，その節点（i）の応力拡大係数 Ki として，Kline の算出に用いた．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-1

77

2.3 シミュレーション結果
2.3.1 単軸または等2軸
軸荷重下でのシミュレーション
単軸および等 2 軸の引張荷重を負荷した場合のシミュ
レーションの結果を図 11 に示す．単軸荷重は図の上下方向に負荷しているが，亀裂が荷重方向に垂直に発生・進展している様子が再現されている．一方，等 2 軸の場合はランダムな方向に発生した．最終的に 2 個または 4 個の亀裂が発生した時点で，亀裂の最大深さが 8 mm を超えたた
めシミュレーションが終了した．
シミュレーション終了時点での有限要素解析結果を図12 に示す．複数の亀裂が発生している様子が X-FEM でモデル化されている．そして，亀裂先端近傍で応力が大きくなっていることがわかる．この領域では亀裂発生（深さFig. 15 Von Mises equivalent stress distribution obtainedby X-FEM analysis for thermal loading. Initiationof 100 cracks resulted in spread of the stressrelaxation zone on the plate surface.

1.25 mm 以下の亀裂の進展）が促進されるため，亀裂が発生しやすくなる．一方，とくに単軸荷重では，亀裂に沿って相対的に応力の小さい応力緩和領域が見られる．この部
分では亀裂発生が抑制される．
図 13 は繰返し数に対する亀裂の長さと深さの変化を示す．亀裂長さは亀裂先端の直線距離とした．単軸，等 2 軸とも貫通した亀裂の変化を示している．最初の亀裂は単軸ではおおよそ 3,400 回，等 2 軸度では 3,800 回で発生し，おおよそ 4,600 回で貫通した（8 mm に到達した）．亀裂が貫通するまでの繰返し数の 8 割程度が亀裂発生に費やされていた．

2.3.2 熱荷重下でのシミュレーション
熱荷重下でのシミュレーションの結果を図 14 に示す．
ステップとともに亀裂が発生し，成長している様子が再現

Fig. 16 Distribution of cracks and enriched area, which
was assigned around the cracks. New cracks
could not be initiated in the enriched area andexisting cracks could not propagate into theenriched area of other cracks.

されている．図中の nc は亀裂数を示す．単軸および等 2 軸
荷重に対するシミュレーションでは，亀裂深さが 8 mm にきない領域となっている．図において黄色または黄緑色で到達してシミュレーションが終了したが，熱荷重において示している部分がエンリッチ領域となる．平板の端部の幅は 101 個の亀裂が発生してシミュレーションが終了した．

3.25 mm（64 mm の 5%程度）の領域も亀裂が侵入できなシミュレーション終了時点（101 個目の亀裂が発生する

いようにエンリッチ領域としている．相対的に長い亀裂の直前）での有限要素解析結果を図 15 に示す．100 個の亀先端が他の亀裂のエンリッチ領域に突き当たり，進展でき裂が X-FEM でモデル化されている．そして，亀裂先端近

なくっていることがわかる．

傍で応力が大きくなっている部分が見られる一方で，応力進展速度のばらつきVini を設定するための乱数を変えたが緩和されている青い部分が多く見られる．とくに，平板

2 パターンのシミュレーション結果を図 17 に示す．いず中央部の亀裂の密集した部分では応力緩和域が広がってれの場合も，119 ステップ目において 101 個目の亀裂が発いる．図 16 はエンリッチ領域を示す．先に述べたように，

生してシミュレーションが終了した．これらの解析を

亀裂の発生した要素およびその周囲の要素 2 個分の範囲

Case2 および Case3 とし，先の Case1 と併せて繰返し数とはエンリッチ領域と定義され，他の亀裂が発生も侵入もで

亀裂数の関係を図 18 に示す．最初の亀裂はおおよそ 2 万INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-1

78

30

Crack length , mm

25
20
15
10
case 1case 2case 350

050,000100,000

150,000

200,000

250,000

Number of cycles(a) Crack length

Fig. 17 Simulation results obtained for thermal loading. The
constant Vini defined in Eq. (1) was determinedusing different random numbers as used forprevious simulation. The simulations were stopped
due to initiation of more than 100 cracks.
120
100

Number of cracks(b) Crack depthcase 1case 2case 3Fig. 19 Change in crack length and depth with the numberof cycles obtained by the simulations for thermalloading condition. The results of cracks of the
maximum length were shown for each case. Thechange in crack depth was saturated and thesimulations were stopped before the depth
reached 8 mm.

80
60
40
20
0

0

50,000100,000

150,000

200,000

250,000

Number of cycles

Fig. 18 Change in number of cracks obtained bysimulations assuming thermal loading.

（以下，主亀裂とよぶ）の変化を示している．亀裂長さは繰返し数に対してほぼ線形に増加しているが，22 mm～26
mm で成長が停留している．これは，亀裂先端が他の亀裂のエンリッチ領域と干渉したことによる．最終的な亀裂長さの最大値は Case1，Case2，Case3 においてそれぞれ 26.3
mm，21.6 mm，23.4 mm であった．一方，亀裂深さはシミ回で発生し，15 万回～20 万回で 101 個に到達した．Caseュレーション終了まで，連続的に増加した．しかし，そのによる差は顕著でなく，亀裂数は繰返し数に対して単調に速度は深くなるほど鈍化し，最終的にシミュレーションの増加した．図 19 は繰返し数と亀裂寸法の関係を示す．各

終了条件である 8 mm に到達しなかった．最終的な最大亀Case でシミュレーション終了時に最大長さとなった亀裂

裂深さそれぞれ 7.11 mm，7.16 mm，6.99 mm であった．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-1

2.4 考察79

600

time: 0.25s
time: 0.50s
time: 0.69s (max.)time: 1.01s
time: 1.25s

2.4.1 熱荷重下での深さ方向の進展
平板断面に一様な単軸および等 2 軸荷重を想定した場
合は，深さ 8 mm の制限に到達してシミュレーションが終了した．一方，熱荷重を負荷した場合は亀裂数が制限の
101 個に到達するまで深さが 8 mm に到達することはなか

Principal stress, MPa

500
400
300
200
100
0
-100

った．その要因として，深さ方向の応力勾配の影響が考え-200られる．亀裂がない状態での表面からの距離と主応力の関係を図 20 に示す．時間の経過とともに応力が増加し，0.69

0.0

0.2
0.4
0.6
0.8
Distance from surface/thickness

1.0

s 到達時に表面での応力が 522 MPa で最大となった．時間
1.25 s の場合を除き，応力は表面において最大となり，深くなると減少する応力勾配を有していた．そして，いずれの時間断面においても，板厚の半分程度で応力が圧縮にな

Fig. 20 Stress in the surface direction obtained by thermal
analysis without a crack. The thermal stress had agradient in the depth direction and it was alteredwith time.

った．
主亀裂について，シミュレーション中に変化する亀裂
深さと深さ方向の K 値の関係を図 21 に示す．一様な荷重

20

しかし，熱荷重を負荷した場合は，深さ方向の応力勾配の影響により，亀裂が深くなるほど K 値が小さくなる傾向を示した．深さと K 値の関係を外挿すると，8 mm に到達する時点では K 値は零近くに減少し，完全に停留すると考えられる．
熱荷重によって生じる応力の大きさや応力勾配は，伝熱条件や流体温度変動パターンにより変化する（36）．温度
変化速度が遅くなると，応力勾配が相対的に小さくなり，亀裂が発生すれば亀裂が停留せずに貫通しやすくなる．図SIF in depth, MPa m0.5を負荷した場合は，K 値は亀裂が深くなるほど大きくなる．

15
10
5
0

case 1case 2case 30

2

4
Crack depth , mm

687 で定義する tr を 5 s から 50 s まで変化させた場合のシミュレーションでは，亀裂が 101 個に到達する前に，深さ 8mm に到達した．一方，tr が小さくなると，応力勾配が大きくなるが，表面での発生する応力変動が小さくなり，亀裂自体が発生しない場合もある（33）．温度差を有する流体

Fig. 21 Relationship between the crack depth and stressintensity factor (SIF) in the depth direction
obtained for the primary crack of each case. The
SIF tended to decrease as the crack became
deeper due to the stress gradient shown in Fig. 20.

の合流部では数 Hz の比較的速い周期の変動が確認されている（37）．亀裂発生に十分な温度変動があれば，発生した亀裂が貫通することなく停留すると考えられる．このことを受ける．変化の大きさは相対的な位置関係や亀裂深さなは，実機において亀甲状亀裂が 2 mm の深さで停留していどに依存するが，本シミュレーションのように，亀裂分布

たことと整合する．

を考慮した有限要素解析を実施することで，相互作用を考慮した K 値を算出することができる．

2.4.2 亀裂発生および進展に及ぼす亀裂分布の影響

複数分布する亀裂は，新たな亀裂発生にも影響を及ぼすことになる．図 8 に示したように，亀裂先端近傍に応力

複数の亀裂が密集した状態では，亀裂同士の力学的なが集中する一方で，応力が相対的に小さくなる応力緩和域

相互作用により，K 値が大きくなったり，小さくなったりが出現し，亀裂発生までの潜伏期間が変化する．とくに，

（38）

する

．また，亀裂の進展方向も力学的相互作用の影響

熱荷重下においては，図 15 に示すように，亀裂が密集し

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-1

80ている領域には応力緩和域が広がっていた．応力緩和域が広がることで亀裂発生が抑制されたため，図 18 に示す亀
裂数の変化が飽和傾向を示したと考えられる．実験においても，亀甲状亀裂において亀裂数が飽和する傾向が観察さ
（3）

れている

・ 主応力の方向が不明瞭な等 2 軸に近い応力状態で，亀裂発生の方向がランダムであること．
・ 構造物表面において亀裂を発生させるのに十分な応力（ひずみ）変動があること．

．

応力勾配により深さ方向の進展が停留し，エンリッチ
領域の干渉により表面方向の進展も停留する．そして，応・ 深さ方向の進展が停留または停留に近い状態である
こと．

力緩和域の広がりにより亀裂発生も抑制される．亀甲状が十分発達した状態では，亀裂は発生も進展もしない定常状

とくに，深さ方向の進展が停留することは亀甲状となる態に近づくと考えられる．

（多数の亀裂が発生する）ための必要条件となる．極端に大きな荷重が負荷される場合を除き，疲労亀裂は一度に発

2.4.2 シミュレーションによる亀甲状亀裂の模擬生する訳ではない．ステンレス鋼を用いた一般的な疲労試
験において目視で観察される亀裂は 1 個から数個に限ら単軸や等 2 軸荷重を負荷した場合は，2 または 4 個の亀れる．つまり，亀裂が停留しない場合は，発生した主亀裂裂のみが発生し，亀甲状とはならなかった．一方，熱荷重が多数の亀裂の発生を待たずに貫通に至る．図 13 に示すによって再現された亀裂は，複数の亀裂がランダムに分布

ように，亀裂発生から貫通までの期間は相対的に短く，そする亀甲状亀裂の特徴を有していた．しかし，実際の亀甲の間に別の亀裂が発生する機会は少ない．一方，亀裂が停状亀裂は，文字通り亀甲状となっており，本シミュレーシ

留する場合は，図 18 のように，主亀裂が発生してからのョンで再現された亀裂分布とは様相が異なる部分もある．

期間が長く，多くの亀裂が発生することができる．本シミ

亀裂の分岐や合体が模擬できない本シミュレーションにュレーションでは亀裂が 101 個に到達した時点でシミュ

よって，厳密な亀甲状を模擬することは難しい．また，本レーションが終了したが，亀裂数の制約がなければ表面でシミュレーションではエンリッチ領域の干渉により表面の応力緩和域などにより新たな亀裂が発生する余地がな

方向の進展が停留した．実際の進展では，停留することなくなるまで亀裂数が増加すると考えられる．そして，最終く進展を継続し，合体に至ると考えられる．

的には亀裂の発生も進展もしない定常状態に遷移すると本シミュレーションのように，有限要素解析により亀考えられる．以上のことから，実機において亀甲状亀裂が裂同士の力学的な相互作用を考慮して算出される K 値は，発見された場合は，深さ方向の進展は停留していると考え

（38）

．

られる．そして，亀甲状亀裂が十分発達した状態では，新つまり，亀裂がエンリッチ領域に侵入して合体した場合でたな亀裂の発生もない状態であると推測される．したがっも，亀裂の深さと長さを増加させる進展駆動力は，合体をて，亀甲状亀裂が存在した状態での構造物の強度が十分で模擬しない本シミュレーションと同等であると考えられあることが確認できれば，補修せずに使用を継続しても問る．したがって，応力勾配や他の亀裂との干渉によって，題ないと判断できる可能性がある．

合体した場合と同等の値となることが示されている

亀裂が 8 mm に到達しなかったという結果は，合体を考慮しない本シミュレーションでも模擬できていたと考えられる．
亀裂発生までの潜伏期間の考え方や定数Vini の決定方法

Table 2 Size of combined cracks according to Rule 1 and Rule 2.

の妥当性など，本シミュレーションの妥当性が十分検証できているとは必ずしも言えない．また，X-FEM による K
値の解析精度も十分でない可能性もある．ただ，亀裂の停留が応力勾配によって生じており，亀裂の停留によりランダムな方向を向いた多くの亀裂が発生したこと．そして，
亀裂の停留がなければ，多数の亀裂が発生する前に貫通によりシミュレーションが終了するという事実は，本シミュレーションにより確認できたと考えることができる．
以上の考察から亀甲状亀裂が発生する要因として以下が考えらえる．

Case 1Case 2

Case 3Leq(axial)_Rule1

29.0 mm28.5 mm27.75 mm

Leq(circum)_Rule1

37.5 mm23.0 mm26.25 mm

Leq(axial)_Rule2

56.5 mm56.5 mm56.5 mm

Leq(circum)_Rule2

56.5 mm56.5 mm56.5 mmDepth

7.0 mm

7.0 mm6.75 mm

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-1

64 mm
t = 10 mm

81

Cracking area
64 mm

Do = 110 mm

Do×5
Fig. 22 Straight pipe with single or multiple cracks at inner surface used for failure analyses.

(b) Rule 2 (cover whole cracks)(a) Rule 1 (two cracks merge)

Fig. 23 Combination rules for multiple cracks. Rule 1 corresponds to the procedure prescribed in
the code, whereas Rule 2 was proposed in this study.

3.

亀甲状亀裂の破壊解析した．内圧によるキャップ効果（軸力）や亀裂面への内圧負荷は考慮しなかった．

3.1 解析方法
3.1.2 解析手順
3.1.1 解析モデル
維持規格においてはステンレス鋼の破壊モードとして先のシミュレーションでは 64×64×10 mm の平板表面

塑性崩壊が想定されている．そこで，Abaqus 2020HF2 をでの亀裂発生と進展を模擬した．ここでは図 22 に示す，

用いた有限要素解析により極限荷重を算出した．先の熱荷

厚さ 10 mm の管の長手方向中央部内面の 64×64 mm の重を負荷したシミュレーションにおいて，100 個の亀裂が領域に亀裂が発生した管の破壊強度を調べた．管の平均半発生した状態を亀甲状亀裂と考え，これらの亀裂が管内面

径は 50 mm，長さは外径の 5 倍とした．この管に引張荷に存在した場合と，図 23 の手順にしたがって単独亀裂に重，曲げ荷重，または内圧を負荷した．曲げ荷重が作用すモデル化した場合の解析を行った．モデル化は以下の 2 通る場合は，亀裂部分が引張になるようにモーメントを負荷りの方法で実施した．方法 1（Rule 1）では，現行の維持

3

2

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-1

82

規格のモデル化手順にしたがって代表的な 2 つの亀裂（主亀裂とそれに隣接する比較的大きな亀裂）を合体させて等価な単一亀裂の軸方向長さ Leq(axial)_Rule1 と周方向長さ
Leq(circum)_Rule1 を決定した．以下，方法 1 による等価亀裂を合体亀裂とよぶ．方法 2（Rule 2）では，100 個すべての亀裂を包絡するように軸方向長さ Leq(axial)_Rule2 と周方向長さ
Leq(circum)_Rule2 を決定する．以下，この方法によって決定した
単一亀裂を包絡亀裂とよぶ．引張および曲げ荷重に対しては周方向亀裂，内圧に対しては軸方向亀裂を想定した．
Case 1，2 および 3 から抽出された包絡亀裂と合体亀裂の寸法を表 2 に示す．包絡亀裂の長さは軸方向と周方向はい
ずれの場合もシミュレーションにおける亀裂発生可能領域と同じ長さである 56.5 mm（64 mm の板幅から平板端部のエンリッチ領域 3.25×2 mm と亀裂両端のエンリッチ領
域 0.25×4 mm をマイナスした値）であった．また，包絡亀裂の深さは全ての亀裂の中での最大深さをとり，Case 1と Case 2 は 7.0 mm，Case 3 は 6.75 mm とした．維持規格の手順では，合体亀裂の深さは合体させた亀裂の深い方をFig. 24 Von Mises equivalent stress distribution obtained bylimit load analysis using X-FEM for a pipe
subjected to tensile load. The stress was
normalized by flow stress σf = 200 MPa.

用いるよう規定されている．この方法に従うと，Case 1 の軸方向と Case 3 の周方向の合体亀裂においては，深さが6.5 mm となり包絡亀裂の深さよりも浅くなる．合体亀裂と包絡亀裂の長さの取り方の影響を比較するため，本解析

250

材料定数として，流動応力 σf が 200 MPa の弾完全塑性
体を仮定した．ヤング率およびポアソン比はそれぞれ 195
GPa および 0.3 とした．弾完全塑性体に対する解析では，流動応力を超えると荷重の増加なしに変形が進む不安定状態となり解析が終了する．有限要素解析で得られた不安
定状態直前の最大荷重を極限荷重 PL とした．

3.2 X-FEMにによる破壊解析の妥当性
X-FEM を破壊解析に用いることの妥当性を検証するた
め，周方向長さ 49.7 mm（角度 60°に相当），深さ a が 0.5
t または 0.75 t の単一亀裂を導入した場合の解析を実施した．そして，通常の FEM による解析（39）を，同じ長さと深さを有する一定深さの亀裂に対して実施した．

Tensile stress , MPa

では，合体亀裂の深さは包絡亀裂と同じ値を用いた．

200
150
100

a/t = 00a/t = 0.5 a/t = 0.75

X‐FEM
FEM

50

0

2

4

6

Displacement , mm
Fig. 25 Change in applied load with displacement at theedge of pipe. The limit decreased due to cracks.
No difference was found between the results
obtained using X-FEM and conventional FEM.

引張荷重を想定した解析で得られたミーゼスの相当応
力分布を図 24 に示す．弾性から降伏状態に移行した時点

0 の場合）と比較して，亀裂を有する管では降伏が始まるの分布を示しているが，亀裂近傍の応力は流動応力 σf に荷重は低下した．また，亀裂が深い方が崩壊荷重は小さか到達し塑性崩壊状態が模擬されていることがわかる．また，った．X-FEM と通常の FEM の変位と荷重の関係はほぼ一

内面の亀裂が塑性変形により開口している様子も X-FEM致した．図は省略するが，曲げ荷重および内圧を負荷したにより模擬されている．荷重と管端の変位の関係を図 25

場合にも X-FEM と通常の FEM の結果はよく一致した．

に示す．変位の増加に伴い弾性的に荷重が増加しているが，

Abaqus で適用しているエンリッチ関数（40）は弾完全塑性体

降伏により荷重の増加が停止する．亀裂がない場合（a/t =の解析に適用できることが確認できた．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-1

83

Fig. 26 Von Mises equivalent stress distribution obtained by limit load analysis using X-FEM for a pipe withmultiple cracks subjected to tensile load.

(a) Tensile load(b) Bending load(c) Pressure
Fig. 27 Change in applied load with displacement obtained by limit load analyses assuming tensile load, bending load orpressure. Well converged limit loads were obtained by the analyses using X-FEM.
る複雑な応力分布となっているが．総体的には引張荷重に3.3 解析結果

より亀裂周囲に応力が集中し，単一亀裂の場合と同様の応力分布となった．

3.3.1 亀甲状亀裂を有する配管の極限荷重

荷重（内圧）と変位の関係を図 27 に示す．Case1 に加え，Case2 と Case3 の亀裂分布を用いた場合の結果も示し

配管内面に Case1 の亀裂が存在した場合の引張荷重下ている．変位の増加に伴い弾性的に荷重が増加しているが，での極限荷重解析結果を図 26 に示す．100 個の亀裂によ降伏が開始すると，荷重の増加は飽和した．参照に亀裂のINSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-1

84(b) Bending load(a) Tensile load(c) Pressure
Fig. 28 Normalized limit load obtained assuming single equivalent crack for tensile, bending and pressure loads. The
limit load was normalized by that obtained for the original multiple cracks, which is denoted as PL(craze). The
limit load obtained applying rule 2 resulted in the conservative limit load.
ない場合の解析結果も示すが，亀甲状亀裂により極限荷重

3.4 亀甲状亀裂のモデル化方法が低下していることが確認できる．Case による極限荷重の差異は大きくなかった．

維持規格の規定に従って亀甲状亀裂を有する配管の破壊荷重（極限荷重）を算出する際，亀甲状亀裂を等価な単

3.3.2 合体亀裂および包絡亀裂に対する極限荷重

一の亀裂に置き換える必要がある．本報では，その方法として現行の規定に従って 2 つの亀裂を合体させる方法 1

各 Case および各荷重条件に対して合体亀裂と包絡亀裂に加え，全ての亀裂を包絡するようにモデル化する方法 2を想定した場合の極限荷重を解析した．図 28 は解析で得を検討した．シミュレーションで模擬された亀甲状亀裂をられた極限荷重 PL を亀甲状亀裂の極限荷重 PL(craze)で正規用いて，引張と曲げ荷重および内圧に対する極限荷重を算化した値を示している．PL/PL(craze)が 1 より大きい場合は亀出したところ，方法 1 は全ての場合において，安全側の予甲状亀裂の極限荷重を危険側に予測していることを示し

測とはならなかった．ただし，方法１によって得られる極ている．合体亀裂（方法 1）の PL/PL(craze)は 1.01～1.05 とな

限荷重は亀甲状亀裂のそれと比較して維持規格の評価でった．つまり，現行の維持規格の手順では亀甲状亀裂の極考慮される安全率（おおよそ 1.5）よりも十分小さく，必限荷重をおおよそ 5%程度の誤差範囲で予測できることがずしも許容できないものではない．一方，方法 2 を適用す確認できた．ただし，いずれの場合も危険側の評価となっることで全ての条件において安全側の極限荷重を予測すた．一方，包絡亀裂（方法 2）では，パターンや負荷形態ることができた．また，方法 2 は，主亀裂が明確でない場によらず安全側の評価となった．内圧荷重を負荷した場合，合にも適用できる利点もある．方法 1 と方法 2 のいずれ亀裂による極限荷重の変化が相対的に大きくなった．

の方法を適用するかは流動応力の設定方法や評価の目的などを考慮する必要がある．

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4. 結言
多数の亀裂が発生・進展する様子を模擬できるシミュ

steel – experimental investigation and numericalprediction, International Journal of Fatigue, Vol. 23(2010), pp.1650-1657.

レーションを開発した．Abaqus の X-FEM 機能を活用し，(6) Abe, H., Crack growth of carburized materials due to

亀裂周囲での不均一な応力分布や，それによる亀裂発生まthermal striping in sodium, Engineering Fracture

での潜伏期間の違いが考慮できるようにした．また，亀裂

Mechanics, Vol. 55 (1996), pp.679-687.

進展においては，亀裂同士の相互作用による亀裂進展駆動力である K 値の変化を考慮した．
本シミュレーションを用いて単軸荷重，等 2 軸荷重および熱疲労荷重下での亀裂進展を模擬した．そして，亀甲85(7) 寄川盛男, 松田憲昭, 安部実, 増野浩一, 磯部展宏,
吉成明, 肉厚方向に温度分布を有する Ni 基超合金製円筒試験片の熱疲労き裂進展挙動, 材料, Vol. 54,
No. 7 (2005), pp.761-766.

状亀裂が出現する様子を再現した．亀甲状亀裂が出現する(8) Paffumi, E., Nilsson, K. F. and Taylor, N. G., Simulation

要因として，とくに，深さ方向の進展が停留または停留に

of thermal fatigue damage in a 316L model pipe

近い状態であることを指摘した．

component, International Journal of Pressure Vessels andシミュレーションで再現された亀甲状亀裂が配管で発Piping, Vol. 85 (2008), pp.798-813.

生した場合を想定して，引張負荷，曲げ負荷そして内圧負(9) Haddar, N. and Fissolo, A., 2D simulation of the initiation

荷下での極限荷重を調べた．現行の維持規格に規定されてand propagation of crack array under thermal fatigue,

いる 2 つの亀裂のみを合体させるモデル化方法（方法 1）

Nuclear Engineering and Design, Vol. 235 (2005),を適用すると，亀甲状亀裂による極限荷重の低下をおおよそ予測できるが，危険側の予測になる場合もあった．一方，全ての亀裂を包絡するようにモデル化する方法（方法 2）

pp.945-964.
(10) Haddar, N., Fissolo, A. and Maillot, V., Thermal fatigue
crack networks: an computational study, Internationalを適用すると，すべての条件において極限荷重を安全側にJournal of Solids and Structures, Vol. 42 (2005), pp.771-

予測できた．

788.
(11) Seyedi, M., Taheri, S. and Hild, F., Numerical modeling

引用文献

of crack propagation and shielding effects in a striping
network, Nuclear Engineering and Design, Vol. 236(2006), pp.954-964.

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and growth behavior in a semi-infinite plate model,

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(3) Maillot, V., Fissolo, A., Degallaix, G. and Degallaix, S.,(14) 林眞琴, 平野明彦, BWR 模擬環境中における高サイ

Thermal fatigue crack networks parameters and stability:

クル熱疲労表面き裂の発生･進展・停留挙動, 日本

an experimental study, International Journal of Solids and

機械学会論文集 A 編, Vol. 69, No. 685 (2003),

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INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-1

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クル疲労の損傷評価（成長予測モデルの構築とその

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-2

87

高 低 温 水 合 流 配 管 に お け る 疲 労 寿 命 評 価 法 の 検 討 ＊1
（有効ひずみ範囲を用いた荷重履歴効果の考慮）
Fatigue Life Assessment for Variable Strain in a Mixing Tee by Use of Effective Strain Range
弘二 （Koji Miyoshi）＊2

三好

昌幸 （Masayuki Kamaya）＊2

釜谷

要約
高低温水が合流する T 字配管では，分岐管からの高温噴流が，主管内面にホットスポッ
トを形成し，その動きは熱応力変動を引き起こす．その結果，疲労亀裂が発生する可能性がある．
本研究では，T 字合流部に発生する熱疲労に対する荷重履歴効果について調べた．また，その疲労
寿命評価手法について検討した．ホットスポット周辺のひずみは，熱流動実験にて測定した管壁温度と有限要素解析により求めた．得られたひずみに対する破断時の疲れ累積損傷量は 1 未満であった．ホットスポット周辺のひずみは周期的に過大負荷となる特徴があり，荷重履歴効果により寿命が低下していた．亀裂進展試験の結果，単一の過大ひずみが亀裂開口ひずみを低下させ，有効ひずみ範囲を増加させていることがわかった．次に，その有効ひずみ範囲の増加分を最大限に見込むことで，マイナー則により，疲れ累積損傷量を再計算した．その結果，ほとんどの条件で破断時の疲れ累積損傷量は 1 以上となった．本研究で提案した評価手法は T 字合流部の疲労寿命を保守的に予測できるといえる．
キーワード

疲労，T 字合流，変動ひずみ，荷重履歴効果，有効ひずみ範囲

Abstract Mixing flow causes fluctuations in fluid temperature near a pipe wall and may result in fatigue
crack initiation. Movement of the hot spot, at which the pipe inner surface was heated by hot flow from thebranch pipe, causes thermal stress fluctuations. In this study, the effect of the loading sequence on thermal
fatigue in a mixing tee was investigated. In addition, the prediction method of the fatigue life for the variable
thermal strain in the mixing tee was discussed. The time histories of the strain around the hot spot were
estimated by finite element analysis for which the temperature condition was determined by wall temperature
measured in a mock-up test. The accumulated fatigue damage around the hot spot obtained by Miner’s rule
was less than 1.0. Since the strain around the hot spot had waveforms with periodic overload, the loading
sequence with periodic overload caused reduction of the fatigue life around the hot spot. Crack growth tests
showed that a single overload 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. The accumulated
fatigue damage for the strain in the mixing tee was calculated using Miner’s rule and the strain ranges which
added the maximum increment of the effective strain range. The accumulated fatigue damage was larger than
1.0 under most conditions. The proposed procedure is suitable to predict the conservative fatigue life in a
mixing tee.
Keywords

fatigue, mixing tee, variable strain, loading sequence effect, effective strain range

1. 緒言則）にて算出し，その値を許容値と比較して評価する．しかしながら，変動するひずみに対しては，マイナー則が保原子力発電所では T 字合流部の配管内面に疲労亀裂が(1),(2)確認された事例がある．T 字管で高低温水が合流する

守的に評価できるとは限らないことが指摘されている(4)(7)．評価指針では，疲れ累積損傷量を計算するため設計疲と管壁に温度変動が発生し，熱応力変動を引き起こす．そ

労線図を使用している．その設計疲労線図を使用することの結果，応力変動が管内面に疲労亀裂を発生させる可能性

で，この荷重履歴効果による疲労寿命低下を保守的に評価がある．日本機械学会は，このような高低温水合流配管にできると考えられるが，その効果による寿命低下の程度に(3)対する熱疲労防止のために評価指針を策定している ．この指針では，疲れ累積損傷量を線形累積損傷則（マイナー＊１ Journal of Pressure Vessel Technology (2022), 144(1): 011508 を和訳し転載＊２（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

ついて説明されていない(8)．

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本研究では，T 字合流部の疲労寿命に対する荷重履歴効88

2.2 T字字管内表面のひずみ波形

果の定量的把握と変動するひずみに対する疲労寿命評価手法の提案を目的とする．これまでの研究で，熱流動実験

熱ひずみは熱伝導解析と応力解析にて算出した．有限装置により T 字合流部の管内面の温度変化を測定した(9)．

要素解析には，商用コード Abaqus（Version 6.14）を用い温度分布を測定するため 148 点の熱電対を使用した．そした．解析に使用した計算格子を図 4 に，材料定数を表 2 に(10)て，疲労損傷が懸念される熱応力の特徴を明らかにした ．

示す．8 節点要素には，それぞれ DC3D8，C3D8 を使用しここでは，ひずみ制御の疲労試験により，ステンレス製のた．管内面の境界条件として，160 秒間の温度測定結果を試験片を用いて，T 字合流部の疲労損傷を再現した結果を付与した．管外面は断熱条件とした．応力解析は，熱伝導報告する．疲労試験で適用するひずみ波形は，熱流動実験

解析から求めた管壁温度をもとに行った．解析には，管外による管内面の温度測定値から求めた．次に，破断までの面温度が準定常状態となった 60 秒から 160 秒の間の温度

ひずみ波形と最適疲労線図を用いて，マイナー則の成立性を使用した．これらの解析の時間幅は 0.02 秒とした．

を調べた．加えて，荷重履歴効果について調べるために，

図 5 は瞬時の主管内面の温度分布を示す．分岐管から周期的に過大となるひずみ波形を負荷した疲労試験と亀の高温の噴流により，θ = 0º 付近にホットスポットが形成

裂進展試験を行った．最後に，荷重履歴効果を考慮可能なされている．図 6 に解析から求めた図 5 に示した印の位

疲労評価手法を提案した．

置における z 方向ひずみの時間変化を示す．各々，ホット2. 熱流動実験によるひずみ波形の算出

スポット内（z = 77.6 mm, θ = 10.5º），ホットスポット外（z= 77.6 mm, θ = 50.5º），z 方向の応力変動範囲が最大となった位置（z = 77.6 mm, θ = 25.5º）におけるひずみ波形である

2.1 試験装置と方法．ホットスポット内のひずみは約 10 秒の周期で大きく(10)増加している．一方，ホットスポット外のひずみは約 10
本研究では，T-Cubic（Transient Temperature measurement秒の周期で大きく減少していた．z 方向の応力変動範囲がequipment at a T-junction pupe）実験ループを用い，高低温最大となった位置では，約 10 秒の周期で大きく変動して水の合流実験を行った ．図 1 に管内表面の温度を測定すいた．ホットスポット内では圧縮ひずみとなるが，ホットるための試験部の概略図を示す．試験部はステンレス製で，スポット外では引張ひずみとなっていた．ホットスポット

148 本の外径 0.5mm のシース熱電対が管内面位置に埋めの θ 方向の動きが図 6 に示すようなひずみ変動をもたら込まれている．図 2 に埋め込んだ熱電対周辺の断面写真をしていた．詳細は既報(10)を参照されたい。

(9)

示す．
熱電対は管内表面に加工した深さ 0.7 mm，幅 0.6 mmの溝に金属ロウ付けで取り付けた．ロウ付けした内面は平らになるように研磨した．図 3 に示す通り熱電対は z = –50 mm から z = 225 mm および θ = 0º から θ = 60º の範囲に配置した．ここで，z は主管の管軸方向を θ は周方向角度を示す（図 1）
．表 1 に温度測定実験の試験条件を示す．
断面平均流速は，流量を管断面積で除した値である．これ
ら流速は，分岐管からの噴流が主管の上壁に沿って流れる
壁面噴流条件になるように調整した．測定は 0.02 秒の間隔で行った．
表１ 温度測定実験の試験条件

Main pipe

Branch pipe

Fluid temperature in theinlet [°C]

25.7

59.8

Mean cross-sectional
velocity in the inlet [m/s]

0.99

0.66

表 2 熱伝導及び応力解析に使用した材料定数

Density [kg/m3]

7920 (at 20°C)a
7910 (at 50°C)

Thermal conductivity[W/(mK)]

16.0 (at 20°C)a
16.1 (at 50°C)

Specific heat [J/(kgK)]

498 (at 20°C)a
502 (at 50°C)

Young’s modulus [GPa]195 (at 20°C)a
193 (at 50°C)

Poisson’s ratio [-]0.30

Thermal expansion
coefficient [1/K]

1.52×10-5 (at 20°C)a
1.55×10-5 (at 50°C)

a: Material properties were obtained by linearly interpolating
values at 20°C and 50°C

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図 1 温度測定用試験体

図 5 主管内表面の瞬時の温度分布

図 2 熱電対の埋設図(a) ホットスポット内（z =77.6 mm, θ = 10.5º）

図 3 管内面温度の測定箇所(b) ホットスポット外（z =77.6 mm, θ = 50.5º）

図 4 熱伝導・応力解析に使用した計算格子(c) z 応力変動最大位置（z =77.6 mm, θ = 25.5º）
図 6 主管軸方向のひずみ（図 5 の×印の位置）

89

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-2

90

3. 疲労試験初めに，三角波による完全両振りの一定振幅ひずみ試

3.1 試験方法

験を実施した．ひずみ振幅は 0.2%から 0.7%の範囲で変化させて最適疲労線図を作成した．次に，ホットスポット周

T 字合流部の熱流動実験は約 35 K の温度差で行った．

辺の軸方向ひずみを使用した試験を行った．図 6 に示した

そのような温度差では熱疲労は発生しないため，疲労試験

100 秒間のひずみ変化から 20 秒間の範囲を抽出し，平均

では，ひずみを比例倍させて負荷することで，マイナー則

値が零となるようにシフトした．ひずみ範囲 Δεt は，Δεt =の成立性を調べた．これまでの研究で，T 字合流部でのひ0.6%から 1.6%となるように比例倍した．ここで，Δεt は 20

ずみ範囲に対する弾塑性の影響を調べた結果，たとえ塑性秒間の最大ひずみと最小ひずみの差である．実機プラント

ひずみが大きくとも弾塑性解析によって求めたひずみ範での平均応力は内圧や残留応力により変化するため，ここ

囲は弾性解析によって得られたひずみ範囲とほぼ同じででは平均応力の影響は調べなかった．また，ステンレス鋼(11)あった ．よって，本研究では，弾性解析の結果から得らの疲労寿命や疲労限度に平均応力が与える影響は同じひれたひずみを使用した．

ずみ範囲であれば少ないことが知られている(12)．最後に，疲労試験では，316 ステンレス鋼の平滑丸棒試験片を使

図 8 に示すような周期的な過大負荷を有するひずみ波形用した．室温環境下で，軸方向ひずみ制御試験を行った．

を適用することで，荷重履歴効果を調べた．ホットスポッ

図 7 に示す通り，試験片の直径は 10 mm，平行部の長さはト周辺のひずみには 3 つの履歴パターンがあると仮定し20 mm である．表面は 1200 番のエメリー紙で研磨し，バた．図 8 (a)はホットスポット内のひずみ（図 6 (a)）に対応

フ仕上げとした．

する波形であり，周期的に正の過大ひずみを有する．図 8(b)はホットスポット外のひずみ（図 6 (b)）に対応する波形であり，周期的に負の過大ひずみを有する波形である．
図 8 (c)は z 方向の応力変動範囲が最大となった位置のひずみ（図 6(c)）に対応する波形であり，正と負の過大ひずみが交互に負荷されるひずみ波形である．図 8 に示す各々の波形を試験片が破断するまで繰り返し負荷した．図 9 は

図 7 丸棒試験片の形状(a) 周期的な引張の過大負荷

図 6 (c)に示した波形から抽出した 20 秒間のひずみに対して Δεt = 0.6%とした波形に対するひずみ振幅の度数分布で(b) 周期的な圧縮の過大負荷(c) 周期的な引張・圧縮の過大負荷
図 8 疲労試験（周期的過大ひずみ試験）の負荷波形

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-2

91

ある．各振幅 Δεi のサイクル数は，レインフロー法にて見適疲労線図を策定した．回帰には片対数双曲線モデル(13)を積もった．図に示す通り，最大のひずみ範囲は約 60 サイ使用した．以下に得られた回帰式を示す．

クル毎に発生している．それゆえ，図 8 に示す通り，59 サ
イクルの一定振幅毎に単一過大負荷を付与することにした．過大負荷のひずみ振幅 εOL は一定負荷の振幅 Δε/2 の 2倍と仮定した．表 3 に周期的な過大負荷の波形に対する条

log
Nf

件を示す．
ここで，
Δε/2 = 0.25, 0.50, 0.75%の 3 条件とした．

3.78 102
 5.53  0.40 0.638(1)

一定振幅負荷試験と周期的な過大負荷試験に対しては，試験中のひずみ速度は 0.4 %/s と一定とした．一方，ホットスポット周辺の振幅が変動する波形に対しては，データの時間間隔が一定の値となるように制御した．その幅は最大
ひずみ速度が 2.0 %/s を超えないように設定した．

図 10 一定ひずみ振幅の疲労試験結果

3.2.2 T字
字合流部の変動ひずみ試験
破断までに負荷したひずみ波形からマイナー則により，以下の式から疲れ累積損傷量 DF を求めた．図 11 に求め
図 9 ひずみ範囲の度数分布（図 6 の Case (c)の Δεt = 0.6%）
表 3 周期的過大ひずみ波形の試験条件

Δε/2 [%]− 0.50+− 0.50+ 0.700.35

0.50− 0.701nDF  i N

εOL [%]+ 0.500.25

た DF を示す．

fp

  i (2)

ここで，Nfp(Δεi)は各振幅 Δεi に対して式(1)から計算した Nfである．n と Δεi は破断までに負荷したひずみからレインフロー法により計算した．横軸の Δεt は，負荷したひずみの変動範囲であり，最大値と最小値の差である．
算出した DF は，すべての条件に対して 1 より小さく，+− 0.70

最小値は，0.18 であった．これは，マイナー則では保守的+ 1.0に疲労寿命を予測できないことを意味する．また，Case (a)− 1.0に対する DF は，Case (b)と Case (c)の DF より大きかった．

+− 1.03.2.3 周期的過大ひずみ試験

3.2 試験結果
3.2.1 一定ひずみ振幅試験
一定ひずみ振幅試験から得られた疲労寿命結果を図 10

図 8 に示した周期的な過大負荷を有するひずみ波形を付与した場合の破断までの繰り返し数から式(2)より計算した DF を図 12 に示す．Case (a)の 1 条件を除くと 1 未満
であった．
また，
最小値は 0.57 で Case (c)の場合であった．

に示す．10 回でも未破断であったことから疲労限度はCase (a)の DF は，Case (b)と Case (c)の場合と比較して大き0.2%と判断した．試験結果をもとに図 10 の実線で示す最

かった．

6

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-292とを示している．本研究結果はこれらの結果と一致している．
疲労寿命の変化を調べるために，亀裂進展速度の変化を把握することは重要である．単一過大荷重を負荷した後のき裂進展速度の変化については多くの研究が行われている(14)．引張の過大負荷が遅延を引き起こし，圧縮の過大負荷が加速を引き起こすことが報告されている．しかしながら，これらの研究では，亀裂進展試験がひずみ制御でなく荷重制御で，かつ正の応力比の条件下で行われている．一方，T 字合流部の熱ひずみの変動に対しては，亀裂進展速度を調べるにあたり，試験はひずみ制御下で圧縮ひずみを含めて行うべきである．
以上のことから，引張もしくは圧縮の過大ひずみを適用
図 11 T 字合流部の変動ひずみに対する疲れ累積損傷量することにより，疲労亀裂進展速度の変化を調べることにした．そして，変動する熱ひずみや周期的な過大ひずみにより，疲労寿命が減少した要因の解明を試みた．

4. 疲労亀裂進展試験
4.1 試験方法
亀裂進展試験の試験片は疲労試験で使用した 316 ステ
ンレス鋼の同一ヒート材から製作した．使用した平板試験片の形状を図 13 に示す．試験片は 36 mm の長さの平行部を有し，断面形状は厚さ 6 mm，幅 15 mm の矩形である．
試験部中央には，クリップゲージを取り付けるためのエッジ加工を施した．また，長さ 0.5 mm の予亀裂を放電加工により導入した．
図 12 周期的過大ひずみに対する疲れ累積損傷量

3.2.4 疲労試験結果のまとめ
ホットスポット周辺のひずみ波形は 3 つの特徴を有していた．ホットスポット内では，周期的な引張の過大負荷を有する波形となり，ホットスポット外では，周期的な圧縮の過大負荷を有する波形となり，応力変動範囲が最大となる位置では，それら両方の特徴を有する波形となっていた．その結果，周期的な過大ひずみが疲労寿命の低下を引き起こしていた．また，引張のひずみよりも，むしろ圧縮のひずみが寿命低下を引き起こしていた．ホットスポット
内の条件では，破断時の DF は他の条件より大きかった．
これは，周期的な引張の過大負荷の特徴があったためと考えられる。釜谷ら(5)は、周期的な引張の過大ひずみを付与した場合，圧縮の過大ひずみの場合よりも寿命が延びるこ

図 14 に示すように亀裂開口変位はクリップゲージを使用し測定した．公称ひずみは予亀裂から 14 mm 離れた位置に取り付けたひずみゲージにて測定した．試験ではひず
みゲージの測定値を制御した．試験中の亀裂長さはクリッ
プゲージの値から，除荷弾性コンプライアンス法(15)にて算出した．荷重とクリップゲージの測定値の関係から亀裂開口点についても同定した．詳細な方法は既報(15)を参照されたい．
表 4 にひずみ制御で行った亀裂進展試験の試験条件を示す．図 15 に亀裂進展試験で負荷したひずみ波形を示す．
初めに，疲労による亀裂を導入するため，完全両振りの一定ひずみ振幅（Δε/2 = 0.1%）を負荷した．そして，亀裂長さが 3 mm になった時点で単一の過大ひずみを負荷した．
その後，再び一定ひずみ振幅を負荷することで過大負荷による亀裂進展速度の変化を調べた．引張もしくは圧縮の過大ひずみ εOL を負荷した．また，比較のために，過大ひずみを負荷しない一定ひずみ振幅試験も実施した．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-2

93

表 4 亀裂進展試験の試験条件
Δε/2 [%]εOL [%]
−
+ 0.2
+ 0.4
0.1

+ 0.8
− 0.2
− 0.4

(a) 引張の過大負荷（+OL）− 0.8(b) 圧縮の過大負荷（–OL）
図 15 亀裂進展試験に使用したひずみ波形

4.2 試験結果
図 16 に亀裂進展速度 da/dN とひずみ拡大係数範囲 ΔKεの関係を示す．ΔKε は，以下の式で計算した．

図 13 亀裂進展試験の試験片形状(3)

K  f   a

ここで，Δε はひずみ範囲である．係数 f は以下の式から計
算した．


3

a
a 
a  2

f 0.265(1  ) 4   0.857  0.265  1  
WW  W (4)

W は平板の幅である．εOL = + 0.2%に対する亀裂進展速度は過大負荷直後に増加し，その後急激に減少していた．また，減少した進展速度は，過大ひずみがない条件と比較して小さかった．εOL = + 0.4%，+ 0.8%の条件に対する亀裂進展速度は，過大負荷後に急激に減少していた．一方，圧縮の過大負荷後の亀裂進展速度は増加したあと徐々に減少していた．増加した亀裂進展速度は，過大負荷がない条件

図 14 ひずみ，亀裂開口変位の計測方法と比較して小さくはならなかった。
過大負荷が亀裂開口点の変化を引き起こし，亀裂進展速度に影響を与えることが知られている(17)-(25)．よって，単一INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-2

過大ひずみ後の有効ひずみ範囲 Δεeff の変化を調べた．Δεeff

94に Δεeff/Δε は，より減少していた．圧縮の過大負荷の条件に対しては，Δεeff/Δε は負荷後に上昇し，2 mm 以上亀裂がは以下の式で定義した．

進展した後でも比較的大きな値を維持していた．亀裂進展 max   op
eff

(5)

速度と有効ひずみ拡大係数範囲 ΔKε(eff)の関係を図 18 に示す．ΔKε(eff)は，以下の式で計算した．

ここで，εmax と εop は最大ひずみと亀裂開口ひずみである．
亀裂開口点は除荷弾性コンプライアンスから求めた．図
17 は Δε によって規格化した有効ひずみ範囲と過大負荷後

K ሺeff ሻ  f  eff  a(6)の亀裂進展長さ Δa ( = a – 3 mm)の関係を示す．εOL = + 0.2%

図 16 に示した亀裂進展速度の ΔKε に対するばらつきが減の条件での Δεeff/Δε は，過大負荷直後に増加し，ほぼ 1 と少していることがわかる．これは，過大負荷後の亀裂進展なった．その後，減少し過大負荷なしの条件の値より小さ

速度の変化が亀裂開口ひずみの変化によって引き起こさくなった．一方，εOL = + 0.4%，+ 0.8%の条件では，Δεeff/Δε

れていたことを意味する．亀裂進展速度は，ΔKε よりもは過大負荷後に減少した．また，εOL が大きくなるととも

ΔKε(eff)との相関がよいといえる．

(a) 引張の過大負荷(b) 圧縮の過大負荷

図 16 ひずみ拡大係数範囲と亀裂進展速度の関係(a) 引張の過大負荷(b) 圧縮の過大負荷
図 17 亀裂長さと有効ひずみ範囲の関係

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-295(b) 圧縮の過大負荷(a) 引張の過大負荷

図 18 有効ひずみ拡大係数範囲と亀裂進展速度の関係
ここで，σmin は一定ひずみ振幅試験中（0.5Nf の時点）の最5. 考察

小応力で，E はヤング率である．図 20 は，一定ひずみ振幅試験の結果から求めた εh(max)を示す．値は Δε で規格化し破断までの疲労寿命は，亀裂発生までの期間と亀裂進展た．回帰により求めた実線は以下の式で表わされる．

の期間から成ると考えられる．これまでの研究により，ス
テンレス鋼に対する疲労寿命は，亀裂進展の期間にほぼ等 '
0.167   0.381
h (max)(8)

しく，数十 μm の長さの亀裂が発生する前の潜伏期間は，無視できるほど小さかったと報告されている(26)．それゆえ，

荷重履歴効果を考慮した疲れ累積損傷量 DF は以下の式

過大負荷後の亀裂進展速度の加速は疲労寿命の低下に寄で計算できる．

与することとなる．周期的過大負荷を有する履歴は疲労寿
命を低下させていたので，ホットスポット周辺のひずみに対する破断時の DF は，
1 より小さくなったと考えられる．
T 字合流部の疲労寿命に対してはマイナー則による予1nDFh  i N

fp

    'ihሺmaxሻ

(9)

測結果が保守的ではなかったので，このようなひずみ変動

ここで，Nfp(Δεi+ε’h(max))は，Δεi+ε’h(max)を式(1)に代入することに対しては荷重履歴効果を考慮すべきであると考えられで求まる Nf である．

る．図 19 に示す通り，過大負荷が亀裂開口ひずみ εOP を低下させていた．よって，過大負荷後の有効ひずみ範囲
Δεeff(OL)は，一定ひずみ振幅の条件に対する有効ひずみ範囲
Δεeff(CA)より増加していた．Δεeff(OL)は過大負荷の頻度やその大きさに依存するため，その値を予測することは難しい．
しかし，Δεeff(OL)は Δε を超えないことは明らかである．そのため，過大負荷による有効ひずみ範囲の増加量の最大値
εh(max)は，図 19 に示す通り Δε–Δεeff(CA)となる．すなわち，
荷重履歴効果により発生する寿命低下は，ひずみ範囲がεh(max)増加すると仮定すれば保守的に予測できると考えられる．
一定ひずみ振幅条件下においては，亀裂は応力が零となるときに開口すると仮定する(27)．
その際，図19 に示すεh(max)
図 19 有効ひずみ範囲の変化の模式図は以下の式により求まる．

 h(max) =   eff (CA)  min  min  0 
E(7)

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-2

図 21 に式(9)により再計算した DFh を示す．数条件を除96

労評価手法について考察した．得られた結論は，以下のといて DFh は 1 より大きくなった．式(1)は，試験から得らおりである．

れた最適疲労線図であるため，提案した手法が妥当であっ(1)

分岐管からの高温噴流により主管内面に形成されるても DFh が常に 1 以上であるとは限らない．以上の結果

ホットスポット周辺のひずみを模擬した波形に対すから，εh(max)を考慮すればマイナー則により評価を行うこる破断時の疲れ累積損傷量 DF は 1 未満であり，そとで T 字合流部の疲労寿命を保守的に予測できると考えの最小値は 0.18 であった．よって，マイナー則による寿命予測は非保守的となる可能性がある．

られる．
(2)

ホットスポット周辺のひずみには 3 種類の波形の特徴があり，ホットスポット内では周期的な引張の過負荷，ホットスポット外では周期的な圧縮の過負荷，応力変動範囲が最大となる位置ではこれら両方の波形の特徴を持っていた．また，このような周期的な過負荷を特徴とする荷重履歴が疲労寿命を低下させ
ていた．

(3)

亀裂進展速度は，比較的大きな引張の過負荷の直後
では一旦増加したあと減少する傾向が，比較的小さ
い過負荷に対しては過負荷直後から急激に減少する傾向があった．また，その過負荷の大きさとともに，

図 20 ひずみ振幅と εh(max)の関係

亀裂進展速度の減少量は増加していた．一方，圧縮の過負荷の後は亀裂進展速度が増加し，その値は過負荷がない一定ひずみ試験の値より小さくなることはなかった．過大負荷は亀裂開口ひずみを変化させ，亀裂進展速度の遅延および加速を引き起こしていた．
その結果，亀裂進展速度は，ひずみ拡大係数範囲よりも有効ひずみ拡大係数範囲と良好な相関があった．
(4)

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疲労寿命評価法を提案した．提案した評価法を使用して，T 字合流部のひずみ波形に対し再計算した破断時の DF はほとんどの条件で1 以上であった．

引用文献
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6. 結言

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T 字合流部の熱疲労に対する荷重履歴効果を調べた．管(2) McDevitt, M., Hoehn, M., Childress, T. and McGill, R.,

内面の熱ひずみは熱流動実験により求めた．次に，316 ス“Analysis and impact of recent U.S. thermal fatigue

テンレス鋼を用いてひずみ制御の疲労試験を行った．T 字

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合流部のひずみ波形に加えて，周期的に引張・圧縮の過負on Fatigue of Nuclear Reactor Components (2015), Paper

荷を有するひずみも適用した．また，亀裂進展速度試験を

No. 27.

行い，単一の過大荷重が進展速度に与える影響も調べた．
最後に，T 字合流部に対して荷重履歴効果を考慮できる疲(3) 日本機械学会，JSME S 017 配管の高サイクル熱疲
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98

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-3

99

原子炉容器鋼中の溶質原子クラスタ形成に対する Si の影響
Effect of Si on Solute Atom Clustering in Reactor Vessel Steels
藤井克彦 （Katsuhiko Fujii）＊1

福谷耕司 （Koji Fukuya）＊1

要約
原子炉容器鋼に中性子照射で形成する溶質原子クラスタの形成機構を明らかにすることを目的に，原子炉容器鋼のモデル合金である Fe-Mn-Si 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（APT）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 Siの影響を調べた．その結果，硬化に対して Si 濃度の影響は小さいことが分かった．APT 分析による溶質原子クラスタ形成と硬化量との相関を検討した結果，Si を含む合金ではクラスタの形成量に対して硬化量が大きいことが分かった．これは Si 添加が Mn クラスタの形成を阻害する寄与があることを示唆する．自己格子間原子（SIA）と SIA クラスタを含めた転位ループとの反応が先行することで，Si が共存すると Mn の集積が抑制される機構が考えられる．
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，Si 添加効果

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-xSi alloys with Si concentration, x
between 0 and 1 wt%. Specimens irradiated by iron ions at 290°C to 0.16 dpa were examined by nanoindentation hardness measurement and atom probe tomography (APT). It was revealed that the effect of Siconcentration on radiation hardening was small. As a result of examining the correlation between theformation of solute atom clusters by APT analysis and the amount of hardening, it was found that the amountof hardening is larger than that estimated by the amount of cluster formation in alloys containing Si. Thissuggests that Si addition contributes to suppress the formation of Mn clusters. It is thought that the reaction
between self-interstitial atoms (SIAs) and dislocation loops including SIA clusters precedes the reaction, andthe coexistence of Si suppresses the Mn clustering.
Keywords

1.

radiation embrittlement, reactor vessel, atom probe tomography, solute atom cluster, Si effect.

はじめに異なる場合の照射ミクロ組織変化を把握して，それらの硬化への寄与度を明らかにすることが重要である．

軽水型発電炉の原子炉容器鋼の照射脆化は重要な

最近の研究から，溶質原子クラスタとして銅（Cu），マ

高経年化事象の一つである．このため，非常に多くのンガン（Mn），ニッケル（Ni），シリコン（Si）が集積研究が行われ，延性－脆性遷移温度の上昇や上部棚吸したクラスタが形成されること，マトリックス損傷と収エネルギーの低下に関するデータの蓄積とこれをして格子間原子型の転位ループが形成されることが用いた現象論的な脆化予測式の改良が行われてきた

明らかになっている(10)～(13)．また，溶質原子クラスタ(1)～(4)の組成が材料の組成に依存すること，形成したクラス

物理的な脆化機構に立脚した予測式の開発が進めら

タの体積率によって硬化量を比較的よく整理でき，脆れ(5)～(8)，国内では 2007 年に日本電気協会の電気技術化の主要因は溶質原子クラスタの形成であると考え

規格 JEAC4201「原子炉構造材の監視試験方法」が改訂られることが報告されている(12)(13)．しかし，溶質原子された(9)．原子炉容器に使用されている A533B 鋼等のクラスタ，特に Cu を含まない Mn-Ni-Si クラスタ等の低合金鋼では，ナノメートル(nm)・スケールの極めて形成機構や，転位ループのクラスタ形成核としての役

微細な溶質原子クラスタの形成やマトリックス損傷

割，クラスタを構成する個別元素のこれらへの影響にと呼ばれる照射欠陥集合体の形成が照射脆化因子でついては十分に解明されていない．

．また，脆化因子が次第に明らかになるにつれて，あり，照射脆化機構の解明には材料組成や照射条件が※１（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

脆化予測の高度化の動向については，九州電力株式

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-3

100

会社玄海発電所 1 号機等，加圧水型原子炉

60 年運転を想定した場合の照射量 0.1 dpa に比べて（pressurized water reactor, PWR）で得られた長時

高い照射量条件である．このため，溶質原子クラスタ

間の監視試験データにおいて，規格 JEAC4201-2007 にの形成の初期過程への個別元素の影響というよりは基づく予測を上回る傾向にある場合があった．このた

むしろ，ループ状の Mn や Ni，Si の集積が観察されてめ，最新の監視試験片の測定結果と加速照射による高いることからも，照射ミクロ組織変化のかなり進んだ

照射量データを加えるとともに，高照射量のデータに状態での影響を明らかにした結果と考えられる．

重み付けし，高照射量領域の予測精度を上げた係数のそこで，溶質原子クラスタ形成の初期過程に対する設定による予測式の見直しが進められ，「2013 年追補

Ni の影響を調べることを目的にして，Ni 濃度を 0 か(14)．さらに，2013 年以降にら 2 wt%の範囲で変化させた Fe-1.5Mn-xNi 合金 4 種

も高照射量の監視試験データが蓄積されており，これに，可能な限り低い損傷速度（1×105 dpa/s）で，最を反映した JEAC4201 の改訂も検討され始めている(15)．

大照射量 0.16 dpa のイオン照射実験を行った．その次回改訂でもミクロ組織変化も踏まえた精緻な予測

結果，Mn および Mn と Ni が集積した溶質原子クラス版」として改訂されている(16)が取り入れられると考えられ，高照射量までの脆化タの形成が低照射量から硬化を生じる主要な因子で機構を確認していくことが重要であり，溶質原子クラあることが確認された．さらに，Fe-Mn 合金試料でもスタを構成する Cu，Mn，Ni，Si の個別元素の脆化に

Fe-Mn-Ni 合金試料でも溶質原子クラスタの体積率の対する影響を理解することも必要である．

平方根と硬さの増加量の関係はよく一致しており，Mn

そこで，溶質原子クラスタを構成する Cu，Mn，Ni，

クラスタも Mn-Ni クラスタも同等の硬化係数である

Si の個別元素のミクロ組織変化と硬化に対する影響ことが明らかになった．ただし，Fe-Mn-Ni 合金試料でを調べるために，低 Cu 濃度の実用低合金鋼の化学組

は照射量の増加により硬化量が大きくなる傾向が認成を模した Fe-1.5Mn-0.5Ni-0.25Si 合金をベースにめられ，照射が進むと Ni 添加は転位ループの形成をした原子炉容器鋼モデル合金 10 種を 290℃でイオン促進する可能性が考えられた．

照射した後，硬さを測定して照射硬化挙動を調べると本研究では，溶質原子クラスタ形成の初期過程に対ともに，アトムプローブ(atom probe tomography,

する Si の影響を調べることを目的にして，原子炉容(17)．その結果，すべての器鋼のモデル合金である Fe-Mn-Si 合金および Fe-Mn

試料に溶質原子クラスタの形成が確認され，球状のク合金に対して，Fe イオン照射試験と APT 分析を実施

ラスタに加えて，棒状の Mn や Mn/Ni のクラスタの形

した．

APT)分析で硬化因子を調べた成が認められた．Fe-1.5Mn-xNi 合金系では，Ni 濃度が高くなるほどループ状の Mn/Ni の集積が顕著にな

2. 実験方法

り，Mn 単独の集積は減少する傾向があった．これは Niの添加が転位ループの形成を促進し，その転位ループ

2.1 供試材に Mn が集積することで，Mn の単独の集積・クラスタ化が抑制されたと考えられた．また，Fe-1.5Mn-xSi 合

本研究で用いた材料は，原子炉容器鋼モデル合金の金系では，Si 濃度の増加に伴い Mn クラスタが認めら

Fe-Mn-Si 合金および Fe-Mn 合金である．表 1 に化学れなくなるとともに，ループ状の Si の集積が顕著に組成を示す．

なる傾向が認められた．Fe-1.5Mn-xNi 合金では Ni と試験片形状は，長さ 4 mm，幅 2 mm，厚さ 0.4 mm の

Mn が共に転位ループに集積することが見られたが，板状である．イオンを照射する面は，エメリー紙#1200

Fe-1.5Mn-xSi 合金では Si のみが転位ループに集積しまで湿式研磨した後，粒径 3 m のダイヤモンドでバた．Si が共存すると，Si と転位ループ等の点欠陥シフ研磨した．さらに，コロイダルシリカ 0.02 m でダンクとの反応が先行することで Mn の集積は抑制されイヤモンド研磨による変質層を取り除いた．

硬化が小さくなる機構が考えられた．一方で，Mn を含
まない合金ではクラスタの数密度が低く，Mn が溶質

2.2 イオン照射

原子クラスタの形成に強く影響することが示唆された．ただし，照射実験は，深さ 600 nm での照射量がイオン照射は京都大学イオン照射設備 DuET で実施

1 dpa から 5 dpa の範囲であり，PWR の原子炉容器のした．照射には，6.4 MeV の Fe3+イオンを用いた．照INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-3101

表 1 試料の化学組成(wt%)

射温度は 290C であり，深さ 600 nm での損傷速度は
5

APT測定で収集したデータは，質量／電荷比ごとにdpa/s である．損傷量は深さ 600 nm で定義

元素の種類を決定し，各元素の３次元像形成処理（測し，0.028 dpa，0.073 dpa，0.155 dpa の 3 条件とし定したデータからアトムマップを再構成するコンピた．なお，照射量はイオン注入解析用ソフトウェア

ュータ処理）を行った．多くの元素において，質量／SRIM2006 を用い(18)，純 Fe を仮定してはじき出しエネ

電荷比は元素固有の値となり，Fe-Mn合金およびFe-

ルギーを Ed = 40 eV として計算した．

Mn-Si合金ともにすべての同位体を分離して評価が可

1.4×10能である．なお，３次元像形成処理においては，アト

2.3 硬さ測定

ムマップのz方向長さを最適化するために，電界蒸発場（Evaporation Field）には33.0 V/nmを，アトムマ

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ップの伸長係数（Image Compression Factor）には1.2
を用いた．

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

3. 結果

約 2000 nm である．照射材では超微小硬さ測定の押込み深さの４倍程度の深さ領域が塑性変形し，この領域

3.1 硬さ測定の硬さの平均値が測定される．今回の測定では押込み深さを 300 nm とすることで損傷領域のみの硬さを得各モデル合金に対して測定された硬さを図 1 に示た．また，20 個以上の結晶粒に対して測定を行い，結す．未照射材（図中 0 dpa）の硬さは Si の添加量の増晶方位と圧子との幾何学関係による硬さの測定値へ加に伴い大きくなる傾向がある．すべての合金で照射の影響を平均化した．

硬化が認められた．図 2 に照射による硬さの増加量を
Si 濃度に対して示した．すべての照射量で Si 濃度の2.4 アトムプローブ測定増加に伴い硬さの増加量はわずかに減少する傾向が認められた．この結果は，損傷速度を低く設定した条APT測定には，CAMECA社製のLEAP4000XHRを用いた．

件での照射量が 0.155 dpa までの照射では，Si の添

測定はレーザーパルスモードで行い，試料温度は

加は硬化因子の形成を抑制する影響があるが，その寄238C，レーザー出力は38 pJとした．

与は大きくないことを示唆する．

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およびSII

3.2 アトムプローブ測定

製SMI3050）を用いて作製した．FIBのマイクロサンプ
リング機構を用いて微小サンプル(2 × 2 × 10 ｍ)

APT測定は，照射量が0.155 dpaのすべての合金試料を切り出した後，タングステン（W）ニードルの先端にと，照射量が0.028 dpaのFeMn合金試料とFeMn1Si合金

W蒸着で固定し，リング状にビームを走査して試験片試料に対して行った．

を削り円錐状に加工した．なお，加工の進行に伴いリ

図3に，0.155 dpa照射されたFeMn0.25Si合金試料をングの大きさとイオンビームの強度と加速電圧を小例にアトムマップを示した．球形のMnとSiが集積した

さくすることで，加工ビームの影響を極力排除し先端

溶質原子クラスタの形成が認められる．

径0.1 mの針状に加工した．

図4に，照射量0.028 dpaと0.155 dpaにおける溶質

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-3102

図 1 硬さの変化

図 3 アトムマップの例（0.155 dpa 照射

された FeMn0.25Si 合金試料）回観察されなかったため，Mn 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，互いの距離が 0.8 nm 以下で 20 個以上の Mn が集積した状態にあるものをクラスタのコアと判断した．さらに，
0.5 nm 以内の距離にコア原子が 3 個以上ある Mn 以外
図 2 硬さの増加量の変化の原子をクラスタに帰属する原子として評価した．
図 5 には，照射量 0.028 dpa と 0.155 dpa における溶質原子クラスタのサイズ分布に対する Si 濃度の影

原子クラスタの形成に対するSi濃度の影響をMnとSi

響を示した．Si を含まない合金では直径が 5～7 nm ののアトムマップで比較した図を示す．アトムマップは

Mn クラスタも存在したが，Si を含む合金ではそのよ

微細なクラスタが識別しやすいように厚さ5 nmで切うな大きなクラスタは検出されなかった．なお，

り出したものである．

FeMn1Si 合金の 0.028 dpa 照射試料は抽出されたクラ照射量0.028 dpaでは，FeMn合金試料にはMnクラス

スが 1 個のみであった．

タが形成しているのに対して，Siを添加した合金試料

表 2 に溶質原子クラスタの平均直径，数密度，体積では明確なMnのクラスタリングは認められない．溶質率，平均組成をまとめて示す．また，図 6 に各合金試

原子クラスタ形成の初期過程において，Siの添加はMn

料についてクラスタの組成と大きさの関係を示した．

クラスタの形成を抑制する効果があることが分かっ

FeMn 合金試料では Mn 濃度が 20 から 60 at%の範囲にた．

分布しているのに対して，Si を含む合金では 20 か 40

照射量が増加するとともに溶質原子クラスタの形

at%の範囲に分布した．FeMn 合金試料のクラスタ直径成が促進される傾向が認められた．また，照射量0.155と Mn 濃度の関係の照射量による変化をみると，照射dpaでも0.25 wt%のSiの添加によりMnの集積が抑制さ量の増加に伴い Mn 濃度が 30%程度の大きなクラスタれる傾向が認められるが，明確なSi濃度の影響は認めが形成していく様子が認められる．ただし，小さなクられない．

ラスタの塊には大きな変化は認められない．これに対溶質原子クラスタの形成を定量的に検討するため，して，Si を含む合金では，成長したクラスタが形成し再帰的探査アルゴリズムに基づくクラスタ解析を行なくなり，Si 濃度が高いほどその抑制効果は大きくった．なお，Si のみが集積した溶質原子クラスタは今なる傾向があった．また，Si 濃度が高いほどクラスタ

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-3

103(1) 照射量 0.028 dpa(1) 照射量 0.028 dpa(2) 照射量 0.155 dpa
図 5 溶質原子 j クラスタのサイズ分布があり，Si 濃度が高くなるほど小さくなった．数密度
は，Si 濃度が高くなるほど小さくなる傾向を示した．

4.

考察
FeMn合金およびFeMnSi合金を290℃で照射量0.16dpa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，図2に示したように照射に伴う硬さの増加が認められた．また，Si添加によりわずかに硬化量が(2) 照射量 0.155 dpa

減少する傾向があるが，その影響は小さいことが分か

図 4 アトムマップの比較

った．ミクロ組織変化については，APT分析の結果，Mn
およびMnとSiが集積した溶質原子クラスタの形成がの Si 濃度も高くなる傾向が認められた．低照射量でMn/Si クラスタが形成しなかった結果は，Si が Mn のクラスタ形成を抑制したことを示唆する．

認められた．
図8にクラスタの体積率の平方根と硬さの増加量の関係をまとめて示した．なお，これまでに6.4 MeVの

図 7 に溶質原子クラスタの平均直径と数密度の比

Fe3+イオンを照射した結果として報告しているMn濃度較を示した．平均直径は照射量とともに増加する傾向を0.2から1.9 wt%変化させたFe-Mn合金試料のデータ

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-3104

表 2 溶質原子クラスタの平均直径，数密度，体積率，平均組成*FeMn1Si 合金の 0.028 dpa 照射試料は抽出されたクラスタが 1 個のみ(19)とFe-1.5Mn-xNi合金（x=0.5, 1.0, 2.0）試料のデ

ータ

(20)

も合わせて示した．Fe-Mn合金試料の照射温度-4は290℃で，損傷速度は1.110 dpa/s，照射量は0.12

反応に関係し，自己格子間原子（SIA）と転位ループとの反応が先行することで，Siが共存するとMnの集積が抑制される機構が考えられる．

dpaと1.01 dpaであり，今回の照射と比較して損傷速

溶質原子クラスタの形成に関する計算機シミュレ

度と照射量はともに約10倍の照射条件である．また，ーションでは，α-Fe中の溶質原子がクラスタ化する

Fe-1.5Mn-xNi合金試料の照射温度は290℃で，損傷速ことによるエントロピーの変化がTsuruら(22)により第度は1.410-5 dpa/s，照射量は0.026 dpa，0.074 dpa，

一原理計算で調べられており，MnとNiはクラスタ化す

0.158 dpaであり，今回の照射と非常に類似した照射るほどエントロピーが低下し，クラスタを形成した方条件である．図中の破線はFe-Mn合金試料のデータにが安定であることが示されている．これに対して，Si対して最小二乗法で決定した原点を通る直線である．

はクラスタを形成しない方が安定であることが示さ

Mn濃度によらずクラスタの形成量と硬さの増加量にれている．また，α-Fe中の溶質原子の拡散機構と照(20)

射欠陥クラスタへの照射誘起偏析機構がMessinaら(23)のデータのうちMnクラスタが形成するFeMn合金試料により第一原理計算で調べられており，MnはSIAとののデータは既存のFe-Mn合金試料データの範囲とよく混合ダンベル機構による拡散と偏析，NiとSiはSIAと一致しており，損傷速度の違いによらず類似のMnクラの混合ダンベル機構と空孔の引きずり機構による拡スタが形成して硬化を生じていることが分かった．

散と空孔の引きずり機構による偏析が生じることがは比較的良い相関が認められる．本研究と先行研究

これに対して，Siを添加した合金試料のデータはSi示されている．Fe-Mn-Si合金試料で観察されたMn/Si

濃度によらず溶質原子クラスタの形成量に対して大クラスタは，点欠陥のシンクとして作用するカスケー

きな硬化量を示した．この原因には，Mn/Siクラスタ

ドデブリ(24)として形成したSIAクラスタに，SIAとの混

はMnクラスタに比べて大きな硬化係数を有する可能

合ダンベル機構で偏析して自発的にクラスタ化する性が考えられるとともに，APT測定データから抽出しMnと空孔の引きずり機構で偏析するSiにより形成したMn/Siクラスタ以外の硬化因子が強く影響している

たと考えられる．自発的にクラスタ化しないSiは母相可能性が考えられるが，転位ループの形成を促進してのFeに対してアンダーサイズの元素であるため，オーいると考えるのが妥当である．より高い損傷速度で高バーサイズのMnがクラスタ化することで生じる歪を

い照射量までイオン照射したFe-Mn-Si合金において，緩和させることでクラスタにとどまっていると考え

Si濃度が高くなるほどループ状のSiの単独の集積がられる．

顕著になり，Mn単独の球状の集積が減少することが報告されている(17)．計算機シミュレーションでは，Fe中Si添加による溶質原子クラスタの形成の抑制機構としては，に形成した<111>転位ループ内の周辺部にMnやSi，Pが(1) SIAクラスタがMnクラスタ形成の核として作用

偏析することが密度汎関数理論計算で示されている

しなくなった．または，作用が弱まった．

(21)．Fe-Mn-Si合金ではSiのみが転位ループに集積する(2) SIA-Mnの混合ダンベルが安定でなくなった．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-3

105

FeMn

FeMn0.25Si

FeMn0.5Si

FeMn1Si

0.028 dpa

0.155 dpa

図 6 溶質原子クラスタの組成と大きさの関係

図 7 溶質原子クラスタの平均直径，数密度の比較

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-3106

図 8 溶質原子クラスタの体積率の平方根と硬さの増加量の関係(3) 空孔-Si複合体の形成による空孔の寿命が長くな

原子クラスタの硬化機構を考える上では，クラスタのり，空孔-SIAの再結合によるSIAの消滅を促進す

構造も考慮した計算機シミュレーションによる検討ることで，実効的なSIA濃度が低下した．

が必要であることを示唆する．

が考えられるが，今後の検討課題である．

原子炉圧力容器の照射脆化を精緻に予測するため

一方，図8に示したクラスタの体積率の平方根と硬には，低照射量から高照射量までの脆化機構を確認しさの増加量の関係において，FeMn0.5Ni合金試料とていくことが重要であり，溶質原子クラスタを構成す

FeMn1Ni合金試料のデータは，Fe-Mn合金試料のデータ

るCu，Mn，Ni，Siの個別元素の脆化に対する影響を理上にあり，APTで観察された溶質原子クラスタと硬さ解することが重要である．本研究から，溶質原子クラの増加が同じ関係であることが分かる．FeMn2Ni合金

スタ形成の初期過程に対してSiはMnの集積を抑制す

試料のデータは，特に低照射量でFe-Mn合金試料のデる影響があること，ただしSi濃度が増加してもその抑ータよりも右にシフトした傾向があり，溶質原子クラ制効果はほとんど大きくならないことが分かった．先スタの形成量に対して硬化量が小さい．低照射量の行して実施した溶質原子クラスタ形成の初期過程に

Mn/NiクラスタはMnクラスタに比べて小さな硬化係数

対するNiの影響を調べた結果では，Niを添加した合金を有する可能性が考えられる．SIAクラスタを核にし試料とFe-Mn合金試料の硬さの増加量と溶質原子クラて偏析でMnやNiが集積して溶質原子クラスタを形成

スタの形成量の関係はよく一致しており，Mnクラスタする機構を想定すると，MnはSIAとの混合ダンベル機とMn/Niクラスタで硬化係数に大きな違いがないこと

構で，Niは空孔の引きずり機構でクラスタに集積するが示唆されている(20)．また，Ni濃度の高い高照射の試(23)．Mnの集積は核のSIAクラスタを成長させるが，Ni

料でクラスタの体積率が大きくなると硬化量が大きの集積は逆に縮小させる．FeMn2Ni合金試料に形成すくなる傾向が認められている．この原因として，よりるMn/NiクラスタのMnとNiの濃度はそれぞれ28at%と高い照射量までイオン照射したFe-Mn-Ni合金におい9at%であり，FeMn0.5Ni合金試料とFeMn1Ni合金試料中て，Ni濃度が高くなるほどループ状のMn/Niの集積がのMn/NiクラスタのNiの濃度5at%と2at%と比べて高い

顕著になり，Mn単独の集積が減少することが報告され(20)．MnとNiの濃度の差が単純にクラスタ中のSIA核のており，Niの添加が転位ループの形成を促進すること

大きさに比例すると考えると，Ni濃度が高いほどSIAが提案されている(20)．これらの結果から，Fe-Mn-Ni-

核は小さくなる．照射誘起で形成する濃度分布が大きSi合金における溶質原子クラスタ形成の初期過程をい微小な溶質原子クラスタはSIA核の大きさが硬化係

考えると，Si添加によるMnクラスタ形成の抑制効果と数と関係しているとも考えられる．極めて微小な溶質

Ni添加によるMnクラスタ形成の促進効果のバランス

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-3

107を理解することが重要と考えられる．今後，低Cu含有(IIF),” Annual Book of ASTM Standards,

量の低合金鋼とともにFe-Mn-Ni-Si合金に対しても溶

Vol.12.02, American Society for Testing and

質原子クラスタ形成の初期段階に対応するイオン照射実験を実施して，溶質原子クラスタ形成の初期過程における個別元素の影響の検討を進める必要がある．

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化への影響を検討した．原子炉容器鋼のモデル合金で石野栞, “軽水炉圧力容器鋼材の照射脆化予測

ある Fe-Mn-Si 合金および Fe-Mn 合金に対して，Fe イ

法の式化に関する研究 －照射脆化予測法の開オン照射試験を実施し，低照射量での照射ミクロ組織

発－,” 電力中央研究所報告 Q06019 (2007).

変化への Si 影響を APT 分析により検討した．
その結果，Mn/Si が集積した溶質原子クラスタは形成するが，Si 添加により形成が抑制されることが確(9) （社）日本電気協会, 「原子炉構造材の監視試験
方法 JEAC4201-2007」, 電気技術規程，原子力編，
2007.

認された．さらに，溶質原子クラスタの体積率の平方(10) C. English, J. Hyde, “Recent progress in

根と硬さの増加量の関係から，溶質原子クラスタ以外

the understanding of RPV embrittlement,”の硬化因子が形成してることが示唆された．

Proc. Int. Symp. on Research for Aging

低 Cu 含有量の原子炉容器鋼で脆化因子として想定される Mn/Ni/Si クラスタの形成の初期過程を検討す
るためには，Si 添加による Mn クラスタ形成の抑制効Management of Light Water Reactors, INSS,
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(11) M.

Hasegawa,

Y.

Nagai,

T.

Toyama,Y.

果と Ni 添加による Mn クラスタ形成の促進効果のバラ

Nishiyama, M. Suzuki, A. Almazouzi, E. van

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J.P.

Biersak,(19) 藤井克彦, 福谷耕司, “原子炉容器鋼中の溶質(24) R.E.

Stoller,A.F.

Calder,Statistical

原子クラスタ形成に対する Mn の影響”, INSS

analysis of a library of molecular dynamics

JOURNAL, 27, p.126 (2020).

cascade simulations in iron at 100 K, J.

(20) 藤井克彦, 福谷耕司, “原子炉容器鋼中の溶質

Nucl. Mater., 283, p.746 (2000).

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-4

109

Ni 基合金溶接部の SCC 割れ面の可視化
Visualization of a Stress Corrosion Cracking in Ni Based Alloy Weldment
石田 仁志 （Hitoshi Ishida）＊1 川嶋紘一郎（Koichiro Kawashima）＊2

要約
これまでに著者らは，接触または密着する欠陥の割れ面の可視化に有効とされる高調波法によって，超音波の散乱減衰の影響が大きいとされる Ni 基合金溶接部に人工的に付与した応力
腐食割れの画像化が可能なことを示した．現行法である超音波パルス法のうち最も高度な手法とされるフェーズドアレイ探触子を用いて，Ni 基合金溶接部に付与加工された応力腐食割れを測定し，高調波法との比較，測定条件としての屈折角と焦点深さの影響に関する知見を得た．
キーワード

超音波探傷試験，非線形超音波，高調波，フェーズドアレイ探触子，Ni 基合金，応力腐食割れ

Abstract The high harmonic method is effective for visualizing the crack surface having cracks which areclose to each other or which are connected. So far, we have demonstrated that the high harmonic method isable to visualize stress corrosion cracking artificially applied to Ni-based alloy welds, which are greatly
affected by ultrasonic scattering attenuation. Using a phased array probe, which is one of the most advanced
devices for the currently available ultrasonic pulse technique, we measured stress corrosion cracking applied
to Ni-based alloy welds and compared those results with results obtained by the high harmonic method. We
obtained knowledge about the effects of refraction angle and focal depth as measurement conditions.
Keywords
ultrasonic testing, nonlinear ultrasonic wave, high harmonic wave, phased array probe, Ni
based alloy, stress corrosion cracking

1. はじめにNi 基合金溶接部の粒界 SCC (4,5)，鋳造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，

原子力発電所の原子炉冷却材圧力バウンダリを構成す
る原子炉容器や 1 次冷却材管などの溶接部は，供用期間中

閉口き裂面を可視化できるという点が，高調波法の優位な点である．

検査の体積試験として，超音波探傷試験が行われる．応力

著者らは，模擬閉口き裂を含む試験片を製作し，水浸高腐食割れ（SCC）などの欠陥が検出された場合には，その調波法により模擬き裂部を可視化し，模擬き裂面の部分的設備の健全性を評価するために欠陥の寸法が測定される．

開閉口により高調波が発生していることを実証した(6)．高供用期間中検査の超音波探傷試験は，入射したパルス調波法を実機に適用するためには，探触子を被検体に直接状の超音波の音響的不連続部分における反射，散乱によっ接触させての探傷が不可欠であることから，この直接接触(1,2)

により行われる．割斜角法による高調波測定手法の検討を進めてきた．これまれ面が接触または密着していると，超音波は割れ面を部分

でに，1 振動子集束型探触子を用いて Ni 基合金溶接部の的に通過し，先端からの散乱波が十分生じず，捉えるべき

SCC 割れ面の可視化が可能であることを確かめ，同じ探信号を得ることができない．その結果，先端位置の不明，

触子を用いた超音波パルス法よりも高い SN 比で可視化誤認が生じ，正確な寸法測定に影響する．原子力発電所のできることが分かった．しかし，超音波パルス法には，フ原子炉容器の管台異材継手部の Ni 基合金溶接部で検出さェーズドアレイ探触子を用いた探傷法など高度な測定手れた SCC はこのような閉口き裂であったと著者らは推定法があり，これらとの比較も不可欠である．

て割れを検出する超音波パルス法

(3)

する ．
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．高調波法により，＊１（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊２（有）超音波材料診断研究所

本稿では，現行法のうち最も高度な手法とされるフェーズドアレイ探触子を用いた測定結果を報告する．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-4

2. 試験片110件の設定，測定データの採取・記録，記録データからの画像化と分析を行った．

図1 に，測定したインコネル溶接部SCC 試験体を示す．

試験体の SCC の付与面とは反対側の面に，フェーズドステンレス鋼（SUS316）製の平板の長手方向に，インコネ

アレイ探触子を配置し，スキャナにより走査した．スキャ

ル 600 溶接部があり，これと直交方向に割れ面を持つ SCC

ナの位置情報は，測定データと合わせて記録された．

が付与されている．
SCC を付与する領域は，図 1(2)に示すような形状に加工したうえで，割れ感受性の高いインコネル溶接材により再溶接されている．試験体長手方向に引張応力を負荷し，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，テトラチオン酸水溶液に局部的に浸漬させ，表面からの深さ 20mm，表面開口部長さ 13mm を SCC 付与寸法の目標値として，割れを進展させた．
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図 2 フェーズドアレイ探触子による測定システム

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図 3 に，フェーズドアレイ探触子を示す．振動子が左右方向に 2 列，前後方向に 16 列に配列されたフェーズアレ

して逆である．

イ探触子 2 個を送信用と受信用に使用し，斜角探傷用のく
さびに入射方向に対して左右に配置した．
SCC 割れ面に相当する表面から 20，30，40mm の深さに焦点を設定し，それぞれの焦点深さを屈折角 30，45，55
度で測定を行った．

(1) 形状寸法図(1) 外観写真(2) 再溶接部詳細
図 1 インコネル溶接部 SCC 試験体

3. フェーズドアレイ探触子による測定
3.1 測定方法(2) 振動子配列と測定条件
図 3 フェーズドアレイ探触子

図 2 に，フェーズドアレイ探触子による測定システムを示す．フェーズドアレイ探触子をフェーズドアレイ装置に接続し，コンピュータの制御解析ソフトにより，測定条INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-4111

図 4 SCC 試験体の測定と画像化の範囲

3.2 測定結果と考察

また，SCC-B および SCC-C の結果では，屈折角が大きくなると，割れ面からと推定される同じ位置の散乱波振幅

図 4 に，SCC 試験体の測定範囲と画像化の範囲を示す．

が大きくなった．割れ面に対向する角度がより垂直に近く

この測定範囲に対し，試験体の 3 方向の C スコープ（水なるためと考えられる．しかし，SCC-A では，逆に小さく

平面），B スコープ（断面），D スコープ（端面）として描なっている．割れ面の凹凸の高さ，範囲などによって散乱画した．それぞれ 3 方向において黄矢印で示した範囲のデ波の発生が異なることも考えられる．割れ面からの反対側

ータを画像化し，D スコープはそれぞれの SCC 近傍を画からの測定結果を加えて，このような割れ面の凹凸の高さ，像化した．

範囲などによって変化すると推定される散乱波発生の状

赤線で示した C スコープ上のひし形，B スコープ上の況を確かめることが必要である．

半円形，D スコープ上の三角形は，図 1(2)に示した SCC

焦点が深くなると，SCC 割れ面の散乱源から離れるこ

付与加工した再溶接部の形状を示している．z=40mm の青ととなって，割れ面からと推定される散乱波の強度が低下

線は試験体底面を，x=290mm の青線は試験体の端面を示する．焦点深さ 40mm は底面深さに相当し，割れ面からのしている．端面と底面が交わる角部での反射波が表れてい散乱波の識別性は良くない．割れ面をねらう焦点深さが有る．

効であると考えられ，前述の検討項目に加えて，焦点深さ

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，信号波形画面の縦軸の 5%に調整し，各スコープを描画した．
図 5，6 に画像化の結果を示す．図 5 は屈折角条件による差異を，図 6 は焦点深さ条件による差異を示している．
屈折角によって，SCC 割れ面からの散乱波の分布が異なる．SCC の平滑でない屈曲する割れ面における散乱位
置の違いが表れているものと考えられる．

による検討も必要である．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-4

(1) 屈折角 30 度（焦点深さ 30mm）(2) 屈折角 45 度（焦点深さ 30mm）(3) 屈折角 55 度（焦点深さ 30mm）
図 5 測定結果（屈折角条件の比較）

112

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-4

(1) 焦点深さ 20mm （屈折角 45 度）(2) 焦点深さ 30mm（屈折角 45 度）(3) 焦点深さ 40mm （屈折角 45 度）
図 6 測定結果（焦点深さ条件の比較）

113

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-4

4．
．高調波法との比較

1142) 高調波直接接触斜角法の探触子は 1 振動子送受信型であり，探触子くさび内の反射波によって，受信波の識別

図 7 に，超音波パルス法であるフェーズドアレイ法と高調波直接接触斜角法の D スコープ画像の比較を示す．

に影響している．フェーズドアレイ探触子は，送受信分割型であり，探触子くさび内の反射波の影響はない．

フェーズドアレイ法は，焦点深さ 20，30mm，屈折角 30，

フェーズドアレイ法と高調波直接接触斜角法のいずれ

45，55 度の結果を，高調波法は，くさび距離の異なる 2 種の結果にも，SCC 割れ面に相当する領域において，割れ面類の 1 振動子集束型 5MHz 探触子で入力周波数 3.5，からと推定される散乱波が識別される．

6.0MHz，ハイパスフィルタ（HPF）のない場合と 3 次高調

しかし，フェーズドアレイ法では識別されない位置に，高調波直接接触斜角法によって明瞭に識別できるような波を抽出した場合の結果を示している．
本検討でのフェーズドアレイ法の結果は，次の点から高調波直接接触斜角法の結果よりも，次の点で優位にある．

散乱波は得られず，高調波法の優位な点である閉口き裂面を可視化には至らなかった．

1) フェーズドアレイ探触子の配列全体の振動子の大き前述のフェーズドアレイ探触子の優位な点，すなわちさは，高調波直接接触斜角法の探触子の 1 個の振動子の大振動子寸法と送受信分割型について，高調波直接接触斜角

きさより大きく，焦点の効果が大きい．

法に対しても適用し，閉口き裂面を可視化を追究することが必要である．

(1) SCC-A
図 7 フェーズドアレイ法と高調波直接接触斜角法の比較（1/2）

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-4

(2) SCC-B(3) SCC-C
図 7 フェーズドアレイ法と高調波直接接触斜角法の比較（2/2）

115

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-4

5．
．おわりに
実機適用のために検討を進めている高調波法と比較す

116と対策），プレスリリース，http://www.kepco.co.jp/pressre/2008/0926-3j.html,(2008).

るために，現行法である超音波パルス法のうち最も高度な(4) 川嶋紘一郎，今西龍介，“Ni 基合金溶接部粒界応手法とされるフェーズドアレイ探触子を用いて，Ni 基合

力腐蝕割れの高調波画像化”，非破壊検査，60(12),

金溶接部に付与加工された SCC の測定を行った．

pp.713-719，(2011).

得られた結果は次のとおりである．

(5) 石田仁志，川嶋紘一郎，“高調波超音波法のNi 基合① フェーズドアレイ法によって SCC 割れ面に相当す

金溶接部およびステンレス鋳鋼材への適用性の検討”，る領域において，割れ面からと推定される散乱波

第 19 回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論が識別でき，高調波法においても同様の散乱波が

文集，pp.25-28，(2014).

観察される条件があった．
② フェーズドアレイ法では識別されない位置に，高調波直接接触斜角法によって明瞭に識別できるような散乱波は得られなかった．従来手法である超音波パルス法では得られないような結果を提供できるような特徴をさらに追究することが必要である．
③ フェーズドアレイ法の結果から，屈折角が大きくなると，散乱波振幅が大きくなる．割れ面に対向する角度がより垂直に近くなるためと考えられるが，逆に小さくなる割れもあり．割れ面の性状によって散乱波の発生が異なることも考えられる．
④ 焦点深さに応じて，散乱波振幅の大きい領域は変化する．焦点深さ 40mm は底面深さに相当し，割れ面からの散乱波の識別性は良くない．割れ面をね
らう焦点深さが有効である．
今後，高調波直接接触斜角法の実機適用化を図るためには，次の検討が必要，有効である．
① 従来手法である超音波パルス法では得られないよ
うな結果を提供できるような，高調波直接接触斜角法の特徴をさらに追究すること．
② 割れ面からの反対側からの測定結果を加えて，割れ面性状による散乱波発生の状況を確かめること．
③ 送信と受信の探触子構成， 1 振動子集束型探触子
またはフェーズドアレイ探触子の使用について検討すること．

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).
(3) 関西電力，大飯発電所３号機の定期検査状況について（原子炉容器Ａループ出口管台溶接部の傷の原因(6) 石田仁志，川嶋紘一郎，“変動間隙幅を持つ模擬閉口き裂の高調波画像化”，非破壊検査，66(12)，pp.595-600，(2017).

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-5

117

TT690 合金冷間加工材の高温クリープ試験における粒界
キャビティ分布と応力分布の関係の評価
Evaluation of grain boundary cavity distribution of a creep tested cold worked Alloy 690TT
specimen and its correlation with stress distribution of the specimen
大�
國谷�(Toru �umaya)*1

山田

耕平(Kohei Kokutani)*3

卓陽(Takuyo Yamada)*2

有岡孝司(Koji Arioka)*2

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長期供用後に SCC 発生に至る可能性が指摘されている．この粒界キャビティの形成には応力勾配が寄与することがブラントノッチ CT 試験片を用いた研究で指摘されている．本研究では，引張荷重の軸方向に応力分布が形成するテーパ付平板試験片を用いて，粒界キャビティ分布と応力分布の関係を調べた．その結果，高温クリープ試験により生成した粒界キャビティの占有率は，ミーゼ
ス応力の応力勾配と同様に 2 箇所で極大値が認められた．この結果から冷間加工により導入された空孔が応力勾配を駆動力として高応力部に集積して粒界キャビティを生成したことが示唆され
た．
キーワード

TT690 合金, 冷間加工, テーパ付平板試験片, キャビティ生成, クリープ試験

Abstract Cavities formed on grain boundaries of Alloy 690TT may lead to SCC initiation when exposed to
PWR primary water after long term operation. Stress gradient may involve in grain boundary cavity formation
based on the previous researches employing blunt notched CT specimen. In this study, a tapered flat specimen
which has stress distribution along loading axis direction is newly introduced and the correlation of grainboundary cavity distribution and the stress distribution is investigated. As a result, the grain boundary cavity
coverage obtained by high temperature creep testing in air and the mises stress gradient both exhibited two
maximal points. The result indicated that cold work induced vacancies were motivated by stress gradient andaccumulated as cavities on grain boundary at higher stress region.
Keywords

Alloy 690TT, cold work, tapered flat specimen, cavity formation, creep testing

1. 緒言

Terachi らは 20%CW 及び 30%CW の TT690 合金で 360℃のPWR1 次系模擬水環境中で試験した亀裂進展試験片の破面

ニッケル基合金の一種である 600 系合金は加圧水型軽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

水炉（pressurized water reactor, PWR）プラントの１次

ティが認められたことを報告している(12)．また，SCC 発生

冷 却 材 環 境 下 で 応 力 腐 食 割 れ （ stress corrosionについても SCC 進展試験と同様に冷間加工などの促進因

cracking, SCC）感受性を有することが知られており，国子を加味して検討が行われ，Zhai らが 31%CW の TT690 合内外の実機プラントで多くの SCC 発生・進展事例が報告さ金で 360℃の PWR1 次冷却材模擬水環境中において丸棒型

れている(1)．そのため，PWR プラントの 600 系合金を使用の引張試験片に 0.2%耐力相当の荷重を付与して 9,220h 程

している機器では，耐 SCC 性に優れる 690 系合金を用い度の定荷重試験を実施した際に，試験片表面に深さ 15 μm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れた 690 系合金については，現在までのところ，実機におたことを報告している(13)．これらの知見から，特に SCC 感

いて SCC 発生の報告例はない．

受性の低い TT690 合金の SCC 発生に際しては粒界キャビ

一方，実験室では強い冷間加工(cold work, CW)を付与

ティの生成が影響因子となる可能性がある．

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)粒界キャビティ生成型の SCC 発生は，高温クリープで知されており，米国では 690 系合金を対象とした亀裂進展速られる粒界にキャビティが生成する現象が，環境水の影響

度線図も策定されつつある(11)．

によって促進され，粒界結合力を低下させてプラントの長――――――――＊１ 元（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊２（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊３ 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）
現（株）神戸工業試験場

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-5

期供用時に PWR1 次冷却材環境中で SCC 発生に至る可能性

118

2. 実験方法(14)．冷間加工は材料中に空孔を導を指摘した仮説である

入するため，空孔の集積により生じる粒界キャビティ生成

2.1 供試材及び試験片を促進する因子となり得る．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～

供試材には，表 1 に示す化学組成で，溶体化処理の後，500℃で評価を行ない，冷間加工を付与することにより拡700℃で 15h の TT 処理(thermal treatment, 特殊熱処理)を(15)

散が数桁速くなることを報告している．

施した TT690 合金を 20%冷間加工して用いた．表 2 に供試

そこで本研究グループでは，これまで冷間加工を加えた材の機械特性を示す．試験片は，試験片中央に応力勾配がTT690 合金についてブラントノッチ型 CT（blunt notched

生じるようテーパ部を設けた板厚 2mm の平板試験片である．

compact tension, BNCT）試験片を用いて 320℃，340℃，

試験片形状を図 2 に示す．試験片は供試材から長手方向が360℃の PWR1 次冷却材模擬水環境中で長時間の SCC 発生試

圧延方向となるよう採取し，表面亀裂の発生状況を観察す(16),(17)験を行ない，
その結果を報告してきた．
このうち 20%CWの TT690 合金では，360℃，K=30MPa√m相当の定荷重条件

るためテーパ部の片面をコロイダルシリカで研磨した．
表1 供試材の化学組成(wt.%)

下で 40,635h でノッチ先端に微小な開口が認められた(16)．
ブラントノッチ CT 試験片を用いた SCC 発生試験では応力勾

C

Si

Mn

P

S

Cu

Ni

Cr

Fe

配の最大値がノッチ先端から 0.5mm 内側で確認されており， 0.019 0.30 0.32 0.009 0.0006 0.04 59.25 30.18 9.42
図 1 に示すようにその位置は粒界キャビティが最も高密度に見られる位置と一致することから(18)，ノッチ先端表面で

表2 供試材の機械特性
冷間加工 温度 0.2%耐力 引張強さ
度(%)
(oC)
(MPa)
(MPa)
室温
716
790
20
450
551
608

の開口に先行して内部で粒界割れが発生している可能性は否定できない．また，ブラントノッチ CT 試験片では荷重軸
方向応力(最大主応力)のピークも 0.5mm 内側で確認されており，粒界キャビティ生成に寄与する応力因子が特定でき
ない．

圧延方向

そこで，ブラントノッチ CT 試験片と異なる形状のテーパ付平板試験片を用いて PWR1 次冷却材模擬水環境中で SCC 発
生試験を行ない，特に試験片の応力分布の違いによる SCC

ɸ9

R10.5

R9.5

4

6

25

発生への影響を評価することが必要である．

12

本研究では，テーパ付平板試験片の粒界にキャビティを66を適用して粒界キャビティ生成量の分布を定量的に評価し，応力分布との関係を調べ，粒

2

94

(19)

生成させ，寺地らの方法

ɸ9

部は片面をコロイダルシリカにより研磨し、他の面はエメリー紙#1000 による研磨仕上げ

単位: mm界キャビティ生成に寄与する応力因子を検討した．
図2 テーパ付平板試験片の形状

2.2 クリープ試験
粒界にキャビティを生成させるため 450℃の高温大気中でクリープ試験を実施した．試験条件を表 3 に示す．荷重条件については，試験温度における σy 比で 1.0 に相当す
る引張荷重を付与した．試験中は試験片の変位を計測し，加速クリープへの遷移が認められたことを確認して試験を終了した．
試験終了後にテーパ部の表面を走査型電子顕微鏡(scanning electron microscope, SEM)で観察し，開口亀裂
図 1 ブラントノッチ CT 試験片におけるノッチ先端近傍の応力勾配とキャビティ面積占有率の関係(18)の有無を確認すると共に，図 3 に示すように中心軸で切断

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-5

119

した断面をコロイダルシリカで琢磨し，SEM で観察して粒評価ではこれを上回るサイズの粒界キャビティが評価対

界亀裂や粒界キャビティの有無を確認した．

象となる．
評価位置は，高応力により粒界にキャビティが生成し

試験
片 ID
A

冷間加
工度(%)
20

表 3 試験条件
試験温
負荷荷
度(℃)
重(kN)
450
4.60

たと考えられるテーパ部の最細部を中心に図 4 に示す 12
σy 比
1.0

試験時
間(h)
2,739

点を選定した．各評価位置について，ある程度の数のキャビティが含まれるよう連続して 100μm 以上の長さの粒界を評価した．

中心軸で切断
切断面を琢磨して SEM により観察

観察
方向
切断

①③➄ ⑦ ⑨⑪

切断②④⑥ ⑧ ⑩0

図 3 テーパ部の中心軸断面の SEM 観察

を有限要素法による弾塑性解析により評価した．計算には供試材で実測した 450℃における真応力‐真ひずみ曲線
を用い，材料は等方性材料として汎用有限要素法解析コー

キャビティ生成量の評価位置

3. 結果
3.1 クリープ試験結果

ド ABAQUS(20)により行った．

2.4 粒界キャビティ分布の評価

32
単位：mm

図 4 テーパ部の中心軸断面における粒界

2.3 テーパ付平板試験片の応力解析
表 3 に示した試験条件下でテーパ部に付与された応力⑫SEM 像撮影範囲

クリープ試験中の試験片の変位の時間変化を図 5 に示
す．今回の試験では 2,450h で加速クリープへ遷移し，
2,739h で試験を終了した．試験終了後にテーパ部の表面を SEM 観察した結果を図 6 に示す．テーパ部の最細部近図 3 に示したテーパ部の中心軸断面を SEM により拡大

傍を中心に複数の箇所で表面に開口亀裂が確認された．図

観察し，得られた画像データにより粒界キャビティ生成量中のⅠが表面に開口亀裂が確認された左端，Ⅲが右端であを評価した．評価に際しては，SEM の加速電圧を 5kV に設り，最細部近傍の 2.2mm の範囲で開口亀裂が確認された．

定し 5 万倍の倍率で粒界に沿って撮影した 256 階調の 2テーパ部の中心軸断面を SEM 観察した結果を図 7 に示

次電子像を用いた．SEM 像のコントラストは当該部位からす．最細部近傍の高応力部を中心に複数の箇所で内部亀裂放出された 2 次電子の量を表しており，極端に輝度の低いが確認される(図中Ⅱ)と共に粒界へのキャビティの集積

領域は空洞と考えられる．粒界には炭化物が析出しており(図中Ⅰ)が確認された．

炭化物上でも輝度が低下するが，炭化物による輝度の低下

0.10

は一定の範囲に留まるため，その範囲を外れた輝度の低下

0.08れるものを一律に粒界キャビティと判定した．判定の閾値は，それぞれの評価位置における粒界に沿った輝度値分布の傾向を踏まえて 100～130 に設定した．粒界に沿った輝変位(mm)

を空洞と判断し，今回の評価では，粒界上で空洞と評価さ
0.06
0.04
0.02

度値分布から粒界キャビティの長さを評価し，粒界キャビ
ティ占有率は，各評価位置における粒界キャビティの長さの総和を評価粒界長さで除すことにより求めた．5 万倍のSEM 像のピクセルサイズが 2.2nm であることから，今回の2,450h
0.00

0

500

1000

1500

2000

時間(h)

図 5 試験片の変位の時間変化

2500

3000

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-5120

3.2 テーパ付平板試験片の応力解析結果
テーパ付平板試験片の中心軸におけるミーゼス応力のⅡ

軸方向分布，板幅方向分布及び板厚方向分布を図 8 に示
す．ミーゼス応力の軸方向分布は，最細部左側の R 形状部分から増加し，最細部で最大σy 相当に達し，最細部右側
でテーパ形状に伴い緩やかに減少した．また，最大応力位
Ⅰ

Ⅲ

Ⅱ

Ⅲ

置での板幅方向分布はσy 相当でほぼ一定となっており，
R 形状やテーパ形状に伴う応力集中が想定される端部付

1 mm

近でもσy を上回る領域はほとんど見られず，板厚方向分
布についてもσy 相当でほぼ一定であった．これらの結果

Ⅰからテーパ付平板試験片では，図 1 に示したブラントノッ
チ CT 試験片で見られたような内部における急峻な応力分布は生じていないことが確認できた．以上の結果を踏まえ，
粒界キャビティ分布は中心軸断面上で評価した．

10 μm

600

10 μm

ミーゼス応力 (MPa)10 μm

図 6 テーパ部表面の SEM 観察結果
10.1mm

観察
方向

σy

500
400
300
200

32

0

100
0

0

4

8

12

16

位置 (mm)(a) 軸方向分布

テーパ部表面20

24

Ⅱ

ミーゼス応力 (MPa)

600

σy

400
300
200
100

0
‐2.5

‐2

‐1.5

‐1

‐0.5

0

0.5

1

1.5

位置 (mm)(b) 板幅方向分布(最大応力位置)

600

テーパ部表面ⅠⅡ
キャビティ

ミーゼス応力 (MPa)100 μm

32

500

0

Ⅰ

28

2

2.5

σy

500
400
300
200
100
0

10 μm

10 μm

図 7 テーパ部中心軸断面の SEM 観察結果

0
0

0.5

1

1.5

位置 (mm)(c) 板厚方向分布(最大応力位置)2

図 8 ミーゼス応力の軸方向，板幅方向及び板厚方向分布

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-5

121

66.3 μm

25.0 μm

Ⅰ部拡大

A

A

20.3 μm

Ⅰ

1 μm
37.8 μm

30.0 μm10.7 μm(a) 評価位置⑧(11.9mm)

Ⅱ部拡大

A

61.0 μm

AⅡ

1 μm
41.2 μm(b) 評価位置⑨(12.5mm)

図 9 最細部近傍の評価位置における粒界上の SEM 像の例

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-5

評価
位置

輝度値分布

256

256

224

224

192

192

160
128

閾値

96

⑦
(10.4mm)64

輝度値 (-)(7.4mm)

評価
位置

輝度値分布

輝度値 (-)①

32(8.0mm)

0

20

40

60

80

100

120

粒界上の距離(μm)

140

160

180

256
224

192

192

160

閾値

128
96

⑧
(11.9mm)

64

0

20

40

60

粒界上の距離(μm)

80

100

224

192

192

160
128

閾値

96

⑨
(12.5mm)

64

0

20

40

60

80

100

粒界上の距離(μm)

120

160

180

閾値

0

20

40

60

80

粒界上の距離(μm)

100

120

140

閾値

96
64

224

192

192

160
128

閾値

96

⑩
(13.5mm)64

輝度値 (-)

256

224

0

20

40

60

80

粒界上の距離(μm)

100

120

140

160

閾値

128
96
64
32

0

20

40

60

80

100

120

粒界上の距離(μm)

140

160

180

0

200

256

256

224

224

192

192

160

閾値

128
96

⑪
(15.0mm)

64

0

20

40

60

80

粒界上の距離(μm)

100

120

140

160
128

閾値

96
64
32

0

20

40

60

粒界上の距離(μm)

80

100

0

120

256

256

224

224

192

192

160
128

閾値

96

⑫
(16.9mm)

64
32
0

140

128

0

140

輝度値 (-)

輝度値 (-)(10.0mm)

120

32

32

⑥

100

160

256

0

80

64

256

輝度値 (-)

輝度値 (-)(9.5mm)60

粒界上の距離(μm)

96

224

32

➄

40

128

256

0

20

160

0

120

輝度値 (-)

輝度値 (-)
輝度値 (-)(9.3mm)

0

32

32

④

64

224

0

閾値

96

256

0

(8.4mm)

128

0

200

32

③

160

32

輝度値 (-)②

輝度値 (-)

0

122

0

20

40

60

80

粒界上の距離(μm)

100

120

160

140

閾値

128
96
64
32

0

20

40

60

80

100

粒界上の距離(μm)

120

140

160

0

0

図 10 評価位置①～⑫における輝度値分布

20

40

60

80

100

120

粒界上の距離(μm)

140

160

180

200

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-5

下の他，一部で粒界キャビティと見られる空洞による輝度の低下が認められた．評価位置⑧と評価位置⑨では 0.6mm
況が大きく異なり，評価位置⑧では 0.1 μm 程度の大きさ

8.0%
7.0%
6.0%

400

5.0%
300

4.0%

200

3.0%

32

0

2.0%

100

1.0%
0

4

8

12

16

20

軸方向位置 (mm)

24

28

32

0.0%

図 11 粒界キャビティ占有率とミーゼス応力
軸方向分布の関係のキャビティが 10 個程度認められたのみであったが，評価位置⑨では同程度の大きさのキャビティが 30 個以上認められると共に 0.4μm 程度の大きさのキャビティも認め

σy

500

0

しか離れていないにも関わらず粒界キャビティの生成状

粒界キャビティ占有率 (%)

す．TT 処理により粒界に生成した炭化物による輝度の低

9.0%

600

ミーゼス応力 (MPa)及び評価位置⑨における粒界上の SEM 像の例を図 9 に示

10.0%

700

3.3 粒界キャビティ分布の評価結果
図 4 に示した中心軸断面上の最細部近傍の評価位置⑧123

粒界キャビティの生成については，Arioka らが空孔の粒界拡散を踏まえ以下の式で表されるとしている(21)．

られた．評価位置①～⑫について，SEM 像上で粒界炭化物に沿った線(図 9 中の黄色線)上の輝度値分布を算出した
結果を図 10 に示す．同図には粒界キャビティと判定した
閾値も併せて示した．各評価位置での輝度値分布から粒界
キャビティ占有率を算出した結果を表 4 に示す．粒界キャビティ占有率は，最細部付近の評価位置⑨で最大 8.8%，
テーパ部右端の評価位置⑫で最小 0.9%であった．

�𝜕𝜕𝜕𝜕��𝜕𝜕 � 𝐶𝐶��
𝐷𝐷�� 𝑄𝑄 ∗ 𝜕𝜕 𝐶𝐶�� 𝜕𝜕𝜕𝜕� �� � 𝐷𝐷�� �
���
�
�
𝜕𝜕𝜕𝜕
𝜕𝜕𝜕𝜕
k𝑇𝑇 � 𝜕𝜕𝜕𝜕
𝜕𝜕𝜕𝜕

��

���
��

�

�

��

�

��� ��
���

・・・(1)

ここで，Cgb：粒界における空孔濃度，t：時間，x：距離，
Dgb:粒界における空孔の拡散係数，Q*：熱輸送，T：温度，

表 4 粒界キャビティ占有率評価結果
評価 位置
評価粒界
粒界キャビティ
位置 (mm) 長さ(μm)
占有率(%)
①
7.4
180
2.4
②
8.0
109
1.8
③
8.4
122
1.6
④
9.3
189
2.2
➄
9.5
111
8.1
⑥
10.0
137
4.5
⑦
10.4
164
3.1
⑧
11.9
130
2.7
⑨
12.5
123
8.8
⑩
13.5
126
1.8
⑪
15.0
120
3.2
⑫
16.9
181
0.9

4. 考察

k：ボルツマン定数，σ：応力 である．(1)式より粒界キャビティ生成には，応力勾配が駆動力となることがわかる．
そこで，ミーゼス応力の軸方向分布から応力勾配を求め，その絶対値と粒界キャビティ占有率を対応させて図 12 に示す．応力勾配についても粒界キャビティ占有率と同様に
最細部左側の R 形状に伴う極大値及び最細部右側のテーパ形状に伴う極大値の 2 つの極大値が認められた．粒界キャビティ占有率における左側の極大値については，応力勾配の極大値の右側に位置しており，応力勾配を駆動力として集積した空孔が粒界に集積し高応力部で粒界キャビテ
ィを生成したことが示唆された．また，評価位置①及び評
価位置⑫での発生応力はいずれも 0.82σy と評価されたが，評価位置⑫の粒界キャビティ占有率は評価位置①の 0.4倍程度となっており当該位置での応力勾配の違いにより差が生じたことが示唆された．以上の傾向はブラントノッ
チ CT 試験片においてノッチ先端から 0.5mm 内側の応力勾

表 4 に示した各評価位置における粒界キャビティ占有率を図 8(a)のミーゼス応力の軸方向分布と対応させて図11 に示す．粒界キャビティ占有率は最大応力発生位置の両側で極大値となり，最大応力発生位置では極大値の 1/3程度に低下して極小値となった．また，各評価位置における発生応力は降伏応力 σy に対する比率でそれぞれ0.82σy～1.0σy 相当であった．

配が最大となる位置で粒界キャビティが最も高密度に見られた Arioka らの知見(18)とも矛盾しない．

60

0

32

9.0%

50

8.0%
7.0%

40

6.0%

30

5.0%
4.0%

20

3.0%
2.0%

10
0

1.0%
0

4

8

12

16

20

24

28

32

SA-72539), Richland, WA, (2009).
(4)

S.M Bruemmer, M.J. Olszta and M.B. Toloczko. “Cold
Rolling Effects on Grain Boundary Damage and Stress
Corrosion Crack Growth in Alloy 690,” Proc.
Fontevraud 7, 236, (2010).

(5)

K. Arioka, T. Yamada, T. Miyamoto and T. Terachi,“Dependence of stress corrosion cracking of alloy 690

0.0%

on temperature, cold work, and carbide precipitation—

軸方向位置 (mm)

図 12 粒界キャビティ占有率とミーゼス応力勾配の絶対値の関係

124

Water,” Pacific Northwest National Lab (No. PNNL-

10.0%

粒界キャビティ占有率 (%)

ミーゼス応力勾配の絶対値 (MPa/mm)

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-5

role of diffusion of vacancies at crack tips,” Corrosion,
67(3), (2011).
(6)

D.R. Tice, S.L. Medway, N. Platts and J.W. Stairmand,“Crack Growth Testing on Cold Worked Alloy 690 in

5. まとめPrimary Water Environment,” Proc. of the 15th
International Conference on Environmental Degradation

テーパ付平板試験片を用いて高温クリープ試験によりof Materials in Nuclear Power Systems—Water
Reactors, pp. 71-89, Colorado US, (2011).

粒界にキャビティを発生させ，応力分布との関係を評価した．得られた結果は以下の通りである．

(7)

M.B. Toloczko, M.J. Olszta and S.M. Bruemmer, “OneDimensional Cold Rolling Effects on Stress Corrosion

・ クリープ試験後のテーパ部表面の SEM 観察において開口亀裂が確認されると共に中心軸断面の SEM 観察におCrack Growth in Alloy 690 Tubing and Plate Materials,”

いて粒界へのキャビティの集積が確認された．テーパ

Proc. of the 15th International Conference on付平板試験片においてもブラントノッチ CT 試験片とEnvironmental Degradation of Materials in Nuclear

同様に粒界へのキャビティ集積が認められることがPower Systems—Water Reactors, pp. 91-107, Colorado

確認された．

US, (2011).

・ テーパ部の断面上の 12 箇所で粒界キャビティ占有率(8)P. L. Andresen, M.M. Morra, and K. Ahluwalia, “SCCを評価し，ミーゼス応力の応力勾配と対応させた結果，

of Alloy 690 and Its Weld Metals,” Proc. of the 15th

粒界キャビティ占有率及び応力勾配共に 2 つの極大値

International Conference on Environmental Degradationが認められ，応力勾配を駆動力として集積した空孔がof Materials in Nuclear Power Systems—Water

高応力部で粒界キャビティを生成したことが示唆さ

Reactors, pp. 161-178, Colorado US, (2011).

れた．

(9)

T. Moss, D. Morton and Heather Mohr, “Evaluation of
the Temperature Dependence of Alloy 690 and Alloy
690 Weld Metal SCC Growth in Hydrogenated Water,”

引用文献

Proc. of the 17th International Conference on
Environmental Degradation of Materials in Nuclear(1)

実用発電用原子炉の法令報告事象について, 原子Power Systems—Water Reactors, Toronto Canada,

力安全委員会 原子力事故・故障分析評価専門部(2015).

会,事専第 10-6 号, 平成 22 年 12 月 17 日, (2010).
(2)

(3)

(10)

S.M. Bruemmer, M.J. Olszta, N.R. Overman, and M.B.

B. Alexandreanu, Y. Yang, Y. Chen and W.J. Shack,Toloczko, “Cold Work Effects on Stress Corrosion“The Stress Corrosion Cracking Behavior of Alloys 690

Crack Growth in Alloy 690 Tubing and Plate Materials,”

and 152 Weld in a PWR Environment,” Proc. of 14th

Proc. of the 17th International Conference on

International Symposium on Environmental Degradation

Environmental Degradation of Materials in Nuclear

of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors,

Power Systems—Water Reactors, Toronto Canada,

Virginia Beach, VA, August 23-27, (2009).

(2015).

M.B. Toloczko, S.M. Bruemmer, “Crack Growth
Response of Alloy 690 in Simulated PWR Primary(11)

ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Code Case N909, Aug.10 2020, (2020).

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-5

(12)

T. Terachi, M. Okamoto, T. Yamada and K. Arioka,“Morphology of cavities formed on grain boundary ofcracked Alloy TT690,” Proc. of the 19th International
Conference on Environmental Degradation of Materials
in Nuclear Power Systems—Water Reactors, pp. 274285, Boston, MA, (2019).

(13)

Z. Zhai, M. Toloczko, K. Kruska & S. Bruemmer,“Precursor Evolution and Stress Corrosion Cracking
Initiation of Cold-Worked Alloy 690 in Simulated
Pressurized Water Reactor Primary Water,” Corrosion,73(10), 1224-1236, (2017).

(14)

K. Arioka, “Role of Cavity Formation on Long-TermStress Corrosion Cracking Initiation: A Review,”
Corrosion, 76(2), pp. 142-175, (2020).

(15)

K. Arioka, Y. Iijima, T. Miyamoto, “Rapid Nickel
Diffusion in Cold-Worked Type 316 Austenitic Steel at
360–500°C,” International Journal of Materials
Research, 108(10), pp.791-797, (2017).

(16)

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. 118135, (2019).

(17)

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) ‐変形を許容した高応力条
件下での亀裂発生挙動‐,” INSS JOURNAL, Vol.27,
pp. 159-174, (2020).

(18)

K. Arioka, “2014 W.R. Whitney Award Lecture:
Change in Bonding Strength at Grain Boundaries before
Long-Term SCC Initiation,” Corrosion, 71[4], pp. 403419, (2015).

(19)

寺地巧, 宮本友樹, 福村卓也, 戸塚信夫, 山田卓陽,
有岡孝司, “690 合金の SCC 進展に及ぼす粒界キャ
ビティの影響,” INSS JOURNAL, Vol.22, pp. 129-139,(2015).

(20)

Dessault Systèmes Simulia Corp., Abaqus User’s
Manual Version 2017, Providence, RI, (2017).

(21)

K. Arioka, T. Miyamoto, T. Yamada and T. Terachi,“Formation of cavities prior to crack initiation andgrowth on cold-worked carbon steel in high-temperaturewater,” Corrosion, 66(1), p.015008, (2010).

125

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-6126

電子顕微鏡とアトムプローブ による中性子照射ステンレス鋼の粒界偏析の評価
Evaluation of Grain Boundary Segregation in Neutron-irradiated Stainless Steel by Electron
Microscopy and Atom Probe Tomography
三浦

照光（Terumitsu Miura）＊1

藤井克彦（Katsuhiko Fujii）＊1

福谷耕司（Koji Fukuya）＊1

要約
中性子照射ステンレス鋼の粒界偏析の定量評価には，ナノメートルサイズに電子ビームを絞った透過電子顕微鏡（TEM）あるいは走査透過電子顕微鏡（STEM）とエネルギー分散型 X 線
分光分析装置（EDS）を組み合わせた分析法が広く用いられているが，近年では 3 次元の原子マップが取得可能なアトムプローブ（APT）を用いた分析結果も報告されている．(S)TEM-EDS 分析とAPT 分析では同等の分析結果が得られるとの報告があるものの，測定条件や解析条件は研究者により必ずしも統一されておらず，両分析法による結果を統一的に扱う上での測定や解析上の注意点を明らかにする必要がある．本報告では照射量 18.8 dpa の中性子照射ステンレス鋼の同一粒界を対象に STEM-EDS 分析と APT 分析を実施し，(S)TEM-EDS 分析に用いられる薄膜試料の厚さと集束イオンビーム（FIB）加工による薄膜試料表面のダメージ層の影響を，モデルに基づく計算とAPT 分析結果との比較により空間分解能の観点から定量的に検討した．バルク組成については両分析法で大きな違いは認められず，正確に元素濃度が評価できることが確認されたが，粒界組成については STEM-EDS 分析の方が APT 分析よりも粒界偏析量は小さく評価された．この原因として，(1) STEM-EDS 分析では電子ビームが試料内で広がるため，1 nm の電子ビームで分析しても空間分解能は厚さ 50 nm の薄膜試料で約 3 nm，厚さ 80 nm の薄膜試料で約 6 nm となり，厚さ 1
nm の粒界部の原子マップから評価した粒界組成に比べて偏析がなまって評価されること，(2) FIB
加工によるダメージ層は厚さ数 nm であっても粒界偏析量を小さく評価させる影響があることが考えられた．空間分解能を同じにすれば，STEM-EDS 分析と APT 分析による粒界偏析の評価結果
が同等になることが確認された．粒界偏析の定量評価においては，測定データの空間分解能を明示することが肝要である．
キーワード
プローブ

中性子照射，ステンレス鋼，粒界偏析，電子顕微鏡，エネルギー分散型 X 線分光分析，アトム

Abstract Although analytical methods combining transmission electron microscopy (TEM) with ananometer-sized electron beam or scanning transmission electron microscopy (STEM) with energy dispersive
X-ray spectrometry (EDS) are widely used for quantitative evaluation of grain boundary (GB) segregation in
neutron-irradiated stainless steels, quantitative evaluation using atom probe tomography (APT), which canacquire three-dimensional atom maps, has also been recently reported. It has been reported that (S)TEM-EDS
analysis and APT analysis yield equivalent analytical results, although the measurement and analysis
conditions are not standardized among researchers. Thus, it is necessary to clarify points to note inmeasurement and analysis when treating the results of both analytical methods in a unified manner. In thepresent report, STEM-EDS analysis and APT analysis were performed on the same GB of a neutron-irradiatedstainless steel with an irradiation dose of 18.8 dpa, and the effects of the thickness of thin foil specimens usedfor (S)TEM-EDS analysis and the damage layer on the specimen surface due to focused ion beam (FIB)
micro-processing were quantitatively investigated from the viewpoint of spatial resolution by comparing withmodel-based calculations and the APT analysis results. There was no significant difference in the obtained
bulk composition between the two analytical methods, confirming that the elemental concentrations were
accurately evaluated. But for the GB composition, the amount of GB segregation was evaluated to be smallerin the STEM-EDS analysis than in the APT analysis. The reasons for this were thought to be as follows. (1)In STEM-EDS analysis, even if the electron beam is 1 nm, the electron beam spreads within the thin foil
specimen, so the spatial resolution is approximately 3 and 6 nm for thin foil specimens with a thickness of 50
and 80 nm, respectively, thus the GB segregation was evaluated to be smaller than the GB composition
evaluated from the atom map of the GB with a thickness of 1 nm. (2) The damage layer due to FIB microprocessing had the effect of underestimating the amount of GB segregation even if the thickness was several
nanometers. By making the spatial resolution the same, it was confirmed that the evaluation results of GB
segregation by STEM-EDS and APT analyses became equivalent. In the quantitative evaluation of GB
segregation, it is important to clarify the spatial resolution of the measurement data.

＊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 . 30 2023 NT-6

127

Keywords neutron irradiation, stainless steel, grain boundary segregation, electron microscopy, energy dispersive X-ray
spectrometry, atom probe tomography

1. はじめに

Jiao と Was(7)は，プロトン照射したステンレス鋼について STEM-EDS 分析と APT 分析で粒界偏析量を調べ，両分

中性子照射に伴うステンレス鋼の粒界偏析は照射誘起析法で同等の定量評価結果が得られることを報告してい応力腐食割れ（Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking,る．
一方，
Lach ら(8)は，沸騰水型軽水炉（Boiling Water Reactor,

IASCC）の発生要因の一つとして知られている(1-3)．照射をBWR）で中性子照射された 304 ステンレス鋼から作製し受けたステンレス鋼では，結晶粒界で Cr と Mo が欠乏す

た粒界分析用の APT 試料について STEM-EDS 分析を実るとともに，Ni と Si が濃化する照射誘起偏析が生じる．

施し，厚さ 90 nm の APT 試料について STEM-EDS 分析で特に粒界での Cr 欠乏によって粒界偏析は軽水炉等の高温評価した粒界偏析量は APT 分析で評価した偏析量よりも水中で結晶粒界が優先酸化する原因になると考えられて小さくなること，その原因は試料中の電子ビームの広がり

おり ，IASCC 挙動の正確な理解には粒界偏析の精度良いによる空間分解能の低下であることを報告している．両分

定量評価が必要となる．

析法における測定条件や解析条件は研究者により必ずし(4)

粒界偏析の定量評価には，ナノメートルサイズに電子も統一されておらず，粒界偏析の評価結果を統一的に扱うビームを絞った透過電子顕微鏡（Transmission Electron

上では，測定や解析上の注意点を明らかにする必要がある．

Microscopy, TEM）あるいは走査透過電子顕微鏡（Scanning

特に，(S)TEM-EDS 分析では試料に入射した電子ビームがTransmission Electron Microscopy, STEM）とエネルギー分散

試料中で散乱により広がるため，空間分解能は入射電子ビ型 X 線分光分析装置（Energy Dispersive X-ray Spectrometry,ーム径よりも大きくなり，厚い試料ほど空間分解能が悪くEDS）を組み合わせた元素分析法が広く用いられているが，なる．両分析法を相補的に使う上でも，空間分解能の観点

最近では 3 次元の原子マップが取得可能なアトムプロー

から(S)TEM-EDS 分析法と APT 分析法の違いを把握してブ（Atom Probe Tomography, APT）を用いた分析結果も報おくことが重要である．

．なお，本報告では TEM-EDS 分析と一般的な(S)TEM 用の薄膜試料の厚さは 100 nm 以下でSTEM-EDS 分析を合わせて述べる場合，(S)TEM-EDS 分析

あるが，EDS 分析を考慮した薄膜試料の場合はより薄くと表記する．(S)TEM-EDS 分析は，薄膜形状に加工した試調整されることが多い．しかし，試料厚さや電子ビーム条

料に電子線を入射し，励起作用を経て発生する特性 X 線

件の詳細を明言している研究報告は多くない．また，薄膜を半導体検出器で測定して，そのエネルギースペクトル

試料の作製方法には，大きくは電気化学エッチングを用い（X 線のエネルギーとその計数）から構成元素の同定や濃る方法とイオンビームを用いた微細加工による方法の二度の定量評価を行う方法であり，1 次元や 2 次元の元素分通りがある．イオンビームを用いた方法では試料表面にダ布の評価も可能である．また，APT 分析は，針状形状に加メージ層が残る場合があるが，これが定量評価に及ぼす影工した試料の先端に高電圧をパルス状に印加し，電界蒸発

響の把握も必要である．
そこで本報告では，
照射量 18.8 dpa

により試料先端の原子を順次イオン化させて，これらが検（displacements per atom）の中性子照射ステンレス鋼の同出器に到達するまでの時間と位置を測定することで原子一粒界を対象に STEM-EDS 分析と APT 分析を実施し，の質量分析と 3 次元マッピングを行う方法である．

(S)TEM-EDS 分析に用いられる薄膜試料の厚さと集束イ(S)TEM-EDS 分析法と APT 分析法の特徴を表 1 に示す．

オンビーム（Focused Ion Beam, FIB）加工による薄膜試料

元素に対する感度については両分析法で一長一短な部分

表面のダメージ層の影響を，モデルに基づく計算と APTがあり，材料によっては構成元素の同定が難しい場合があ分析結果との比較により空間分解能の観点から定量的にる．また，空間分解能については APT 分析法が優位であ検討した．なお，従来の研究では異なる粒界を分析しているものの，(S)TEM-EDS 分析法でも高加速エネルギーかつる報告が多いが，粒界の性状により偏析挙動が異なること

細く絞られた電子ビームを用い，薄く作製した試料を用いが知られているため，その影響を排除するため，本報告でることで良好な空間分解能を得ることが可能である．繰りは同一粒界を対象にそれぞれの分析試料を作製した．

(5-8)

告されている返し測定等の複数回の測定が容易であることや，古くから使われ，確立された手法である点（研究者ごとのばらつき

2. 方法が小さいと期待される）といった統計精度の観点では(S)TEM-EDS 分析法が優れる．(S)TEM-EDS 分析法と APT分析法を相補的に用いて，お互いの欠点を補うことが重要と考えられる．

2.1 供試材

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-6128

表 1 (S)TEM-EDS 分析法と APT 分析法の特徴の比較(S)TEM-EDS 分析法

APT 分析法

測定範囲△：中程度（m サイズ） ．

×：狭い（～100100100 nm3）(8)．

非破壊／〇：非破壊分析(8)（繰返測定が可能）．

×：破壊分析(8)．

(8)

破壊分析
空間

△：おおむね nm レベル．電子ビーム条 〇：サブ nm レベル(9)．ただし，再構築

分解能

感度

件と試料中の電子ビームの広がり

パラメータの不適切な選定や電界に依存．なるべく試料を薄くする必

蒸発に伴うアーティファクトが誤要がある（理想的には 50 nm 以下

差要因になる．また，3 次元の原子(8)

マップを取得可能．

）．

△：特性 X 線の吸収効果等で軽元素の〇：周期表の全ての元素に対して，名目測定は難しくなる傾向にある．原子上，同等の感度を有する(8)．ただし，

番号が C（あるいは B）以上の元素

質量／電荷比が同じイオンは区別

のみ検出可能．特性 X 線エネルギー

できない（例えば，58Ni2+と 58Fe2+，が近い元素同士は区別が困難（例え等）．

ば，Mo と S，等）．
測定〇：試料作製は比較的容易で，作製法も△：試料作製に熟練を要する場合がある

難易度

一般化している．比較的短時間で良（粒界分析，等）．作製法は一般化し好な精度で測定が可能．

ている．照射材等では測定中に試料が破損し易く，測定が困難な場合が
ある．

普及度

〇：装置の普及が進んでおり，一△：装置の普及は比較的進んでおらず，般的な大学や研究機関で分析が可

一部の先進的な大学や研究機関で

能．

のみ分析が可能．

供試材には，米国の加圧水型軽水炉（Pressurized Water

日本核燃料開発株式会社のホットラボにて BFB 材の一Reactor, PWR）で使用され，中性子照射を受けた冷間加工部を切断し，機械研磨により厚さ 0.2 mm の薄板試料に加316 ステンレス鋼製のバッフルフォーマボルト（Baffle

工した後，鏡面研磨に仕上げた．次に，走査電子顕微鏡

Former Bolt, BFB）材を用いた．なお，BFB 材は原子力安（Scanning Electron Microscope, SEM）と電子後方散乱回折全基盤機構の「照射誘起応力腐食割れ（IASCC）評価技術」（Electron Backscattered Diffraction, EBSD）システムを用い

事業 で使用された C リング試験片の残材である．BFBて試料表面の結晶方位解析を行い，粒界の位置と性格（方材の化学組成を表 2 に示す．結晶粒径は 74 m であり，位差と種類）を把握した．続いて，方位差が 50～60 度の

冷間加工度は 20%である．302C で 3.810 dpa/s の照射

ランダム粒界を選定し，FIB 加工により粒界 1 個を含むマ速度にて，18.8 dpa まで中性子照射を受けている．BFB 材

イクロ試料（寸法：20×10×10 m）を採取した．採取したの機械的性質やミクロ組織および粒界組成等は Takakura

マイクロ試料を，国立研究開発法人日本原子力研究開発機

(10)

-8

(10)

構 敦賀廃止措置実証部門 新型転換炉原型炉ふげんの高ら により報告されている．

表 2 供試材の化学組成（wt%）(10)

C
0.05

Si
0.55

Mn
1.55

P
0.021

S
0.025

Ni
12.45

Cr
17.71

Mo
2.26

Fe
balanceINSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-6

経年化分析室（2022 年度閉鎖）まで輸送し，STEM-EDS 分

129

ステン蒸着機構で固定した後，試料先端を曲率 50 nm 程

析と APT 分析に供した．なお，SEM は日立ハイテクノロ

度の針状に FIB 加工して作製した．針状試料は 6 本作製

ジーズ製 SU-70，EBSD は TSL 製 OIM Data Collection 6，

した．なお，最終加工は 2 kV の Ga イオンビームで実施

FIB 装置は日立ハイテクノロジーズ製 FB-2100 を用いた．

した．作製した針状試料の例を図 2 に示す．粒界位置が針状試料の先端から 200～300 nm の位置になるように試料2.2 試料作製を作製した．

集束イオン／電子ビーム加工観察装置（FIB-SEM，日立

2.3 STEM-EDS分
分析

ハイテクノロジーズ製 NB5000）を用いて，マイクロ試料から同一粒界を含む STEM-EDS 分析用の薄膜試料と APT

STEM と付属の EDS を用いて，元素分析を実施した．

分析用の針状試料を 40 kV の Ga イオンビームで作製し分析対象元素は Fe, Cr, Ni, Si, Mn, Mo の 6 元素とした．なた．薄膜試料は 2 個作製し，粒界部の厚さをそれぞれ 50

お，厚さ 80 nm の薄膜試料については試料固定に用いた

nm と 80 nm に調整した．なお，薄膜試料の厚さは，試料グリッドが Mo 製であったため，分析対象元素から Mo をを STEM で傾斜観察した際の粒界部のコントラストの変除いた．加速電圧は 200 kV とし，電子ビーム径は1 nm，化を使って評価した．また，FIB 加工により薄膜試料に導電子ビームの収束角は 15 mrad とした．STEM は日立ハイ入されるダメージ層については，2 kV の Ga イオンビーム

テクノロジーズ製 HD-2700，
EDS は AMETEK 製 GENESIS

で最終加工することで低減を図った．作製した薄膜試料のと Si(Li)半導体検出器（検出面積 30 mm2）を用いた．
粒界上の異なる位置で 3 点以上の点分析を行うととも

例（厚さ 50 nm）を図 1 に示す．
APT 分析用の針状試料については，マイクロ試料よりに，粒界に垂直な方向について粒界から50 nm の範囲で粒界を含む幅 2 m の小片を FIB 加工で切断し，タングス

線分析（直線上に等間隔で点分析を任意回数行う）を複数

テン製の針状試料台（W ニードル）に FIB-SEM のタング回行い，粒界近傍の組成変化を調べた．なお，粒界から5

試料

W ニードル2 m

2 m（a）先端の SEM 像（a）全体像

粒界

50 nm

粒界

100 nm（b）粒界部の拡大図（b）粒界部の拡大図

図 1 STEM-EDS 分析用薄膜試料（50 nm 厚さ）

図 2 APT 分析用針状試料の例

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-6

分析については測定後に 0.5 nm 以上動いた測定点を分析から除外し，線分析については測定後のドリフト量から各測定点の位置（粒界からの距離）を最終決定した．

70

Fe
10

60

Ni

50

0
-60

-40

-20

0

20

40

60

粒界からの距離 (nm)

2.4 APT分分析（a）粒界から50 nm

局所電極型 3 次元アトムプローブ（CAMECA 製 LEAP

30

80

20

70

10

60

レーザーパルスモードとし，試料温度は 35K，レーザー出
力 0.2 nJ とした．収集したデータは，専用ソフトウェア（IVAS 3.8.8）上で質量／電荷比ごとに元素の種類を決定
し，Fe, Cu, Ni, Mn, Si 等の原子について 3 次元の再構築処

Fe以外の濃度 (wt%)

3000X HR）を用いて，元素分析を実施した．測定条件は理を行い，原子マップを得た．なお，Ni の主要な同位体で

0

50
-10

ある Ni（存在比 68.077%）と Fe の同位体の一つである
58-5

元素であるかを決定することはできない．本処理では，バ（原子マップの z 方向）長さを最適化した．

3. 結果
3.1 STEM-EDS分
分析
厚さ 50 nm の薄膜試料について STEM-EDS 分析によりFe以外の濃度 (wt%)

ルク組成と同位体比から計算すると質量数 58 の原子のほV/nm，Image Compression Factor = 1.65 を用いて，測定方向

510（b）粒界から10 nmことになるが，APT データからは個々の原子がどちらのた．また，再構築処理においては，Evaporation Field = 300

粒界からの距離 (nm)Fe（存在比 0.282%）については同じ質量／電荷比を持つ

58

とんどが Ni であるため，質量数 58 は Ni として取り扱っ

Fe濃度（wt%）のドリフト（微小な位置ずれ）補正は行わず，粒界上の点

Cr

20

5

5

4

4

3

3

Mo
Mn

2

2

Si

1

Fe濃度（wt%）

した．測定時間は 1 点ごとに 30 秒とした．なお，測定中

Fe以外の濃度 (wt%)

離れた位置では10, 20, 50 nm の位置について計 6 点測定

8030

Fe濃度（wt%）

nm の範囲ではおよそ 1 nm 間隔で測定を行い，それより

130

1
0

0
-10

-5

0

5

10

粒界からの距離 (nm)（c）粒界から10 nm（Si, Mn, Mo）
図 3 STEM-EDS 分析による粒界近傍の元素分布（厚さ 50 nm）

評価した粒界近傍の元素分布を図 3 に示す．なお，STEMEDS で分析した元素濃度については，粒界から20, 50 nm

0.43wt%，Cr：-3.31wt%，Ni：3.55wt%，Si：0.57wt%であの位置における平均組成をバルク組成と定義し，この平均った．薄膜試料が厚いと粒界偏析量の絶対値が小さく評価

組成が表 2 に示した化学組成と同等となるように分析結される傾向が認められた．

果を補正した．補正方法の詳細は文献(11)で報告している．
粒界で Fe, Cr, Mo の欠乏と Ni, Si の濃化が確認された．同様の粒界偏析は厚さ 80 nm の薄膜試料でも認められた．

3.2 APT分分析

点分析により評価した粒界組成とその平均値，および粒界測定の結果，6 本の試料のうち 1 本の試料で，粒界が含組成の平均値とバルク組成との差分で評価した粒界偏析

まれかつ十分な原子数のデータを得ることができた．本測量を表 3 に示す．粒界偏析量は，厚さ 50 nm の薄膜試料で定データから再構築した原子マップを図 4 に示す．また，は Fe：-3.14wt%，Cr：-4.52wt%，Ni：8.22wt%，Si：1.02wt%，
Mo：-1.02wt%であり，厚さ 80 nm の薄膜試料では Fe：-

対応する質量／電荷スペクトルを図 5 に示す．主要な測定
ピークの全てに，Fe 等の元素を同定した．原子マップに

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-6

131

表 3 STEM-EDS 分析による粒界組成と粒界偏析量（b）薄膜試料（厚さ 80 nm）（a）薄膜試料（厚さ 50 nm）
wt%

Fe

Cr

Ni

Si

Mn

Mo

粒界組成

wt%

Fe

Cr

Ni

Si

Mn

Mo

粒界組成

測定点 1

62.30

12.31

21.43

1.63

0.94

1.30

測定点 1

64.94

14.33

16.32

1.06

0.99

-

測定点 2

63.10

13.15

20.08

1.40

1.08

1.09

測定点 2

65.10

14.49

15.62

1.18

1.26

-

測定点 3

61.32

14.10

20.50

1.67

1.00

1.32

測定点 3

64.81

14.38

16.07

1.12

1.27

-

平均値

62.24

13.19

20.67

1.57

1.00

1.24

平均値

64.95

14.40

16.00

1.12

1.18

-

粒界偏析量

-3.14

-4.52

8.22

1.02

-0.55

-1.02

粒界偏析量

-0.43

-3.31

3.55

0.57

-0.37

-

図 4 粒界近傍の原子マップ（535153 nm）
おける粒界は試料の軸方向に対して 35 度の角度で入って10 nm の範囲を 20×10 nm の断面積のボクセル（20×10×15

おり，図 2(b)に示した STEM 像における粒界の角度と一nm）で切り出し，粒界面から 1 nm ごとに濃度分布を評価致していたことから，再構築処理において設定した

した結果を図 6 に示す．図 3 に示した STEM-EDS 分析に

Evaporation Field と Image Compression Factor の値が適切でよる元素分布と同様に，粒界を中心に5 nm の範囲で Fe,あったことが確認された．粒界では Cr，Mn，Mo の欠乏

Cr, Mn, Mo の欠乏と Ni, Si, P の濃化が認められた．また，と Ni，Si の濃化が認められた．また，P についても，粒界

粒界を中心に 20×20 nm の範囲を厚さ 1 nm で切り出したでわずかに濃化している様子が認められた．

原子マップを図 7 に示す．粒界面における Fe 以外の溶質

図 4 に示した原子マップの平均組成をバルク組成と定原子の分布を示しており，位置によって溶質原子の濃度に義し，表 4 に示す．バルク組成と表 2 に示した化学組成と揺らぎはあるものの，粒界面に特異な溶質原子の偏りは認の濃度の違いは 0.3%以下であり，APT 分析により元素濃められなかった．APT 分析では，測定方向（針状試料の軸度を正しく評価できていることが確認された．図 4 に示し方向）についての空間分解能は比較的良く，最良の状態でた原子マップから，粒界面の垂直方向に粒界から-5 nm～あれば格子面間隔レベルの空間分解能（～0.1 nm）を有し，

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-6132

図 5 質量／電荷スペクトル表 4 STEM-EDS 分析による粒界組成とバルク組成および粒界偏析量

wt%

Fe

Cr

Ni

Si

Mn

Mo

P

C

Cu

バルク組成

65.49

17.47

12.71

0.52

1.66

1.94

0.021

0.021

0.17

粒界組成

55.79

10.29

27.62

4.02

0.70

0.89

0.073

0.013

0.14

粒界偏析量

-9.70

-7.17

14.91

3.50

-0.95

-1.05

0.052

-0.007-0.03

測定垂直方向については～0.5 nm の空間分解能を有するを粒界組成と定義し，空間分解能を 1 nm として粒界組成(9)を評価した．粒界組成と，粒界組成とバルク組成の差分で．しかし，電界蒸発のし易さが大きく異なる相がある場

合等では，数 nm 程度の位置誤差が生じることがある ．

定義した粒界偏析量を表 4 に示す．粒界での Cr, Ni, Si, Mo

本報告では，図 7 に示した粒界面の原子マップの平均組成の濃度はそれぞれ 10.29wt%, 27.62wt%, 4.02wt%, 0.89wt%

(9)

であった．

濃度（wt%）
）

100
80

3.3
較

Fe

60
40

0

これまでに実機 PWR で中性子照射された冷間加工

Cr20

SUS316 ステンレス鋼製フラックスシンブルチューブ

Ni-10（Flux Thimble Tube, FTT）材と BFB 材について TEM-EDS-505
粒界からの距離（nm）
）

10

 Ni

濃度（wt%）
）

5

 Mn
 Mo

Mo

2

P
 Cu

Mn

1
0

 Si

Si

4

分析と APT 分析による粒界組成の評価結果を報告(2,6,11)し Cr（a）Fe, Cr, Ni の濃度

3STEM-EDS分
分析とAPT分
分析の結果の比

P
-10

-5
0
5
粒界からの距離（nm））

10（b）Si, Mn, Mo, P の濃度
図 6 APT 分析による粒界近傍の元素分布

図 7 粒界面の原子マップ（20201 nm）

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-6

133ており，それらと今回の測定結果との比較を図 8 に示す．

量の絶対値は APT 分析の評価値が最も大きく，次いでなお，今回の STEM-EDS の結果については，試料厚さ 50

STEM-EDS 分析の試料厚さ 50 nm と 80 nm の順番であっnm での測定結果を示した．また，図中の誤差範囲は，報た．Cr と Mo は照射誘起偏析により粒界で減少し，Ni と告値の最大値と最小値を示す．今回の測定結果は，これまSi は濃化する傾向にある元素である．STEM-EDS 分析とで報告している値の照射量に対する傾向から大きく外れ

APT 分析は，
バルク組成を評価する能力は同等であるが，るものではないことが確認された．なお，粒界 Si 濃度に粒界組成の評価については APT 分析の方が STEM-EDS 分

ついては，APT 分析による評価値の方が(S)TEM-EDS 分析

析よりも照射誘起偏析が大きく評価される結果となった．

による評価値よりも若干高い傾向が認められるものの，概4. 考察

ね誤差範囲内である．
表 3 および表 4 に示した STEM-EDS 分析と APT 分析
による粒界偏析量の評価値の比較を図 9 に示す．なお，バ

4.1 STEM-EDS分
分析における空間分解能

ルク組成については，STEM-EDS 分析では表 2 に示した
化学組成と同等となるように補正しており，また，APT 分

照射量 18.8 dpa の中性子照射ステンレス鋼について

析では表 2 の化学組成と大きな違いはないことを確認し

STEM-EDS 分析と APT 分析で粒界偏析を定量評価した結ており，両分析法で同等の評価値となっている．粒界偏析

果，STEM-EDS 分析では APT 分析の評価値に比べて粒界(S)TEM-EDS
APT

FTT BFB
○ ◇◇
● ◆
40

粒界Ni濃度 (wt%)

粒界Cr濃度 (wt%)

30

20

10

20

10

0

0
0

20

40

60

0

80

20

40

照射量 (dpa)

照射量 (dpa)（a）粒界 Cr 濃度（b）粒界 Ni 濃度

10

5

8

4

粒界Mo濃度 (wt%)

粒界Si濃度 (wt%)

30

6
4
2
0

60

80

60

80

3
2
1
0

0

20

40

60

80

0

20

40

照射量 (dpa)

照射量 (dpa)（c）粒界 Si 濃度（d）粒界 Mo 濃度

図 8 照射ステンレス鋼の粒界組成と照射量の関係(2,6,11)（赤が本報告のデータ）

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-6

20

2

10

1

0

Mn

Cr
Ni

Mo

Si

0

-10

-1

-20

-2

粒界偏析量（Mn, Mo, wt%）

粒界偏析量（Cr, Ni, Si, wt%）

■APT
■STEM-EDS（50nm 厚さ）□STEM-EDS（80nm 厚さ）

図 9 STEM-EDS 分析と APT 分析による
粒界偏析量の比較
での Cr, Mo の欠乏および Ni, Si 濃化が小さく評価され，また，薄膜試料が厚くなると粒界偏析量の絶対値はより小さく評価された．STEM-EDS 分析は1 nm の電子ビームで行ったが，試料に入射した電子ビームは試料中で散乱されて広がるため，空間分解能は 1 nm よりも悪くなる．このため，厚さ 1 nm の原子マップで評価した APT 分析の粒界組成に比べて，STEM-EDS 分析での粒界組成は偏析量の絶対値が小さい評価結果になったと考えられる．
電子ビームにより試料が励起されて特性 X 線が発生する領域は，入射する電子ビーム径と試料中での電子の散乱によるビームの広がりにより求めることができる．電子ビームの広がりについては，Goldstein ら(12)が提案し，Reed(13)により改良された Single Scattering Model に基づく次式が広く用いられている．

� � 7.21 � 10�

𝑍𝑍 𝜌𝜌 �� ��� � 𝑡𝑡
𝐸𝐸� 𝐴𝐴�1�

ここで b は電子ビームの広がり（cm），Z は材料の平均的，
な原子番号，E0 は電子ビームの加速エネルギー（eV）
は密度（g/cm3），A は材料の平均的な原子量，t は薄膜試料の厚さ（cm）である．薄膜試料中を一様な確率で電子が一回だけ散乱されるとした仮定に基づく計算式である．厚さ 50 nm の薄膜試料について，Z = 26, E0 = 2×105,  = 7.8, A= 55.845 の条件のもとで計算すると，電子ビームの広がり
は 3.92 nm になる．Reed(13)によると，ビーム径 d の入射電子が試料通過後もガウス分布形状の強度分布を維持しているのであれば，試料通過後の電子ビーム径 d’は次式により求まる．

𝑑𝑑 � � �𝑑𝑑 � � � �

134

�2�

本測定では1 nm の電子ビームを使用しているが，厚さ50 nm の薄膜試料を通過後は4.04 nm に広がる計算になる．薄膜試料を通過中の電子ビームの平均径 Rs（すなわ
ち平均的な空間分解能）は，薄膜試料の入射面（表面）での直径を d，出口面（裏面）での直径を d’とした円錐台を励起領域と仮定すると，次式(14)で表される．

Rs � �𝑑𝑑 � �𝑑𝑑 � � � � �2

�3�

厚さ 50 nm の薄膜試料については，薄膜試料通過中の電子ビームの平均径は 2.52 nm と計算される．なお，式(1)から式(3)で用いているビーム径やビームの広がりは，ビーム強度の 90%を含む範囲について定義されるものであり，ガウス分布における 1/10 値幅（Full Width at TenthMaximum, FWTM）に相当する．単純化されたモデルに基づく空間分解能の評価式であるが，実験結果やモンテカルロ法によるシミュレーションとよく一致した経緯から，特性 X 線の空間分解能の式として広く認識されている(15)．
ただし，あくまで電子ビームによる励起領域を考察した式であり，後年，Schmitz と Cappellen(16)により，Doig ら(17)が提案した Multiple Scattering Model をベースに，特性 X 線の検出器への到達の観点から実効的な励起領域の平均幅（空間分解能）Rm を考察した次式が提案された．

1
Rm � ��𝜎𝜎 � � 𝛽𝛽�𝑘𝑘𝑘𝑘��
2𝜎𝜎 � 𝑑𝑑 �� � 2�2𝑙𝑙𝑙𝑙�1�1 � 𝑄𝑄��
4𝑍𝑍 � 𝜌𝜌𝛽𝛽 � 500 � �
𝐸𝐸� 𝐴𝐴𝑘𝑘 � 0.1345 � 0.6098𝑄𝑄

�4�

�5�

�6�

�7�

�8�

ここでは入射電子ビーム径の標準偏差，q と k は Q に関連した定数で，Q は発生した特性 X 線の総数に対する割合である．Q = 0.90 として，発生した特性 X 線の 9 割に相当する励起領域について，空間分解能を求めた結果，厚さ50 nm の薄膜試料については 2.82 nm，厚さ 80 nm の薄膜試料については 5.42 nm と求まった．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-680

子マップから厚さ 1 nm で粒界面を切り出して評価した
APT 分析の粒界組成と比べると空間分解能が 3 倍悪いことになる．薄膜試料中の電子ビームの広がりが粒界偏析を小さく評価させる主要因であることを検証するため，図 7に示した粒界面を含む原子マップの厚さを 1 nm から 10

粒界組成（wt%））

厚さ 50 nm の薄膜試料については，平均 2.82 nm の空間分解能で粒界の組成分析を行っている計算になるため，原135

nm まで変化させた際の粒界組成の変化を調べ，APT 分析

40

Ni

20
0

の空間分解能を低下させた際に STEM-EDS 分析の結果と

Fe

60

Cr
0

2
4
6
8
原子マップの厚さ（nm））

同等になるか検討した．図 10 に原子マップの厚さと粒界組成の関係を示す．原子マップの厚さが増加するにつれて，（a）Fe, Cr, Ni の濃度

粒界で減少する傾向にある Fe, Cr, Mo の濃度は増加し，粒5nm の薄膜試料の空間分解能 2.82 nm に相当する，厚さ 340.89Mn-0.91Mo であった．STEM-EDS 分析の評価結果は
Fe-13.19Cr-20.67Ni-1.57Si-1.00Mn-1.24Mo であり，APT 分
析による評価値の方がまだ有意に偏析量の絶対値が大きい結果であった．また，厚さ 80 nm の薄膜試料について
は，空間分解能 5.42 nm に相当する，厚さ 5 nm の原子マッ プ に お け る 平 均 組 成 は Fe-13.08Cr-19.49Ni-2.05Si-

粒界組成（wt%））

界で濃縮する傾向にある Ni, Si の濃度は減少した．厚さ 50
nm の原子マップの平均組成は Fe-11.55Cr-23.64Ni-2.84Si-

Si

3
2

Mo

1
0

Mn

1.07Mn-1.11Mo であり，STEM-EDS 分析の評価結果 Fe-2468
原子マップの厚さ（nm））

14.40Cr-16.00Ni-1.12Si-1.18Mn と比べて，こちらも APT 分（b）Si, Mn, Mo の濃度

析の評価値の方がまだ有意に偏析量の絶対値が大きい結図 10 粒界面の原子マップの厚さと果であった．

4.2 FIBダ
ダメージ層の影響
STEM-EDS 分析による粒界偏析量の評価結果が APT 分
析による評価結果よりも小さくなった別の要因として，薄膜試料表面の FIB 加工によるダメージ層の影響を次に検討する．FIB 加工の際の Ga イオンビームの入射によって，Si 等ではアモルファス層が生じる場合があり，また，ステンレス鋼では FCC から BCC へ相変態が生じる場合がある(18)．STEM-EDS 分析に使用した薄膜試料は FIB 加工で作製しており，最終加工を 2 kV の Ga イオンビームで実施して FIB ダメージ層の低減を図っているものの，試料表面には Ga を含む FIB ダメージ層が若干残ると予想される．最終加工時の Ga イオンの入射深さを，薄膜に対するGa イオンの入射角度を 10 度，加速エネルギーを 2 kV として，損傷計算コード SRIM2013(19)を用いて計算した結果，3 nm であった．薄膜試料の表面と裏面には，2k V の Ga イ
オンビームによる合計 6 nm の FIB ダメージ層が残っているものと推測される．

10

0

10

粒界組成の関係
FIB ダメージ層では，Ga イオンにより転位等の格子欠陥が導入され，また，BCC への相変態も生じていることが予想され，材料本来の状態から大きく逸脱したものになっていると考えられる．元来は粒界であった場所について
も，粒界構造や組成（偏析）を維持できているか不明である．もし，FIB ダメージ層では粒界構造や粒界偏析が消失しているとすると，粒界偏析のような濃度分布のある試料を FIB ダメージ層を通して測定した場合，濃度分布はな
まって測定され，粒界偏析量の絶対値が小さく評価される可能性がある．また，本報告では薄膜試料の厚さを傾斜観
察時の粒界部のコントラストの変化を用いて評価しているが，FIB ダメージ層では粒界構造が維持できていないとすると，この方法で評価される厚さは粒界構造のない FIB
ダメージ層を含んでおらず，薄膜試料の真の厚さは，厚さ50 nm の薄膜試料では 56 nm，厚さ 80 nm の薄膜試料では86 nm である可能性がある．
そこで，薄膜試料の厚さを FIB
ダメージ層を加えた数値に置き換えるとともに，FIB ダメ
ージ層の組成を偏析が消失してバルク組成と同等になっINSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-6ていると仮定し，FIB ダメージ層を通して粒界組成を評価した場合の影響を次式により検討した．

136

粒界偏析の定量評価における STEM-EDS 分析と APT 分
析による評価結果の違いは，空間分解能の違い，すなわちSTEM-EDS 分析における薄膜試料中の電子ビームの広が𝑁𝑁� � �𝑁𝑁�,�� 𝑤𝑤�� � 𝑁𝑁�,���� 𝑤𝑤��� ��𝑤𝑤�� � 𝑤𝑤��� � �9�

りと FIB ダメージ層の影響で概ね説明することができた．
式(4)に基づくと，APT 分析による評価値と同等の 1 nm の空間分解能を STEM-EDS 分析で達成するためには，電子

ここで，Ni は元素 i の粒界濃度であり，バルク組成と同等

ビーム径を 1 nm 未満にするとともに薄膜試料をできるだの組成を有すると仮定した FIB ダメージ層を通して評価

け薄くする必要がある．ビーム径を 0.3～0.5 nm とした場

した場合の計算値である．Ni,GB は APT 分析で得た粒界面合，200 kV の加速電圧では，薄膜試料の厚さが 25 nm のの原子マップにおける元素 i の平均濃度であり，原子マッ際に空間分解能が 1 nm に相当する．このような薄い試料

プの厚さは式(4)により計算される空間分解能に相当する

では，表面に FIB ダメージ層が残る場合の影響はより大値を採用した．Ni,Bulk はバルク組成における元素 i の濃度

きくなるため，電気化学エッチングによる試料作製あるいであり，wGB と wFIB はそれぞれ粒界コントラストで評価しは低加速エネルギーのイオンミリングを用いた最終処理

た薄膜試料の厚さと FIB ダメージ層の厚さである．FIB ダの実施が重要になる．試料が薄くなると，電子ビームの入メージ層の厚さの割合だけバルク組成が上乗せされて粒熱により EDS 測定中に試料が破損する可能性があり，ビ界組成が評価されるものとして計算した．

ームカレントを低くするとともに統計精度の確保のため

厚さ 50 nm の薄膜試料については，FIB ダメージ層を加に長時間の測定が必要になり，測定中の試料ドリフトの対えた試料厚さは 56 nm となり，式(4)より求めた空間分解

応にも注意が必要になる．これらに注意することで，APT

能は 3.29 nm となる．厚さ 3.29 nm の粒界面の原子マップ

分析で実施した 1 nm の空間分解能と同等の粒界偏析の定の平均組成は Fe-11.88Cr-23.00Ni-2.73Si-0.91Mn-0.95Mo で量評価が(S)TEM-EDS 分析でも可能となる．(S)TEM-EDS

あり，計算した粒界組成は Fe-12.48Cr-21.89Ni-2.49Si-

分析と APT 分析を相補的に用いて粒界偏析を評価する上0.99Mn-1.06Mo となった．FIB ダメージ層の影響を仮定しでも互いの空間分解能を把握してくことが大事であり，評て計算した粒界組成は，STEM-EDS 分析による評価値 Fe-

価結果を報告する際にも測定データの空間分解能を明示

13.19Cr-20.67Ni-1.57Si-1.00Mn-1.24Mo と比べて，1%程度することが肝要である．

の差であった．表 3 に示した STEM-EDS 分析による粒界上の点分析の結果では，測定点によっては Ni や Cr の濃5. まとめ

度が 1%程度異なっており，粒界組成の測定値と計算値の違いはばらつきの範囲内である．厚さ 80 nm の薄膜試料

照射量 18.8 dpa の中性子照射ステンレス鋼の同一のラについては，FIB ダメージ層を加えた試料厚さは 86 nm とンダム粒界を対象に STEM-EDS 分析と APT 分析で粒界なり，式(4)より求めた空間分解能は 6.02 nm となる．厚さ

組成と粒界偏析量を評価し，(S)TEM-EDS 分析に用いられ6 nm の粒界面の原子マップの平均組成は Fe-13.69Cr-

る薄膜試料の厚さと FIB 加工による薄膜試料表面のダメ

18.04Ni-1.79Si-1.16Mn-1.18Mo であり，粒界組成の計算値

ージ層の影響を，モデルに基づく計算と APT 分析結果とは Fe-13.95Cr-17.67Ni-1.70Si-1.20Mn となり，評価値 Fe-の比較により空間分解能の観点から定量的に検討した．

14.40Cr-16.00Ni-1.12Si-1.18Mn との差はこちらも 1%程度であった．(S)TEM-EDS 分析で粒界偏析を定量評価する際

・バルク組成を評価した結果については両分析法で大には，試料中を電子ビームが広がることによる空間分解能

きな違いは認められず，正確に元素濃度を評価できの低下と試料表面の FIB ダメージ層の影響で粒界偏析量ることを確認した．一方，粒界組成については，Fe,の絶対値が小さく評価されることに気を付ける必要があCr, Mo の減少と Ni, Si の濃化が両分析法で確認される．また，空間分解能を同等にすれば，(S)TEM-EDS 分析

たものの，粒界偏析量は STEM-EDS 分析の方が APTと APT 分析による評価結果が同等になることが確認され分析よりも小さく評価され，また，薄膜試料が厚くなた．

ると粒界偏析量はより小さく評価された．

4.3 粒 界 偏 析 の 定 量 評 価 に お け る STEMEDS分
分析の注意点・この原因は STEM-EDS 分析と APT 分析における空間分解能の違いであり，
STEM-EDS 分析では1 nm の電子ビームで分析しても，空間分解能は厚さ 50 nm のINSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-6137薄膜試料では約 3 nm，厚さ 80 nm の薄膜試料では約(8) T.G. Lach, M.J. Olszta, S.D. Taylor, K.H. Yano, D.J.

6 nm になり，厚さ 1 nm の粒界面の原子マップから評

Edwards, T.S. Byun, P.H. Chou, D.K. Schreiber,

価した粒界組成に比べて偏析がなまって評価される

Correlative STEM-APT characterization of radiation-

こととなった．また，FIB 加工による試料表面のダメ

induced segregation and precipitation of in-service BWR

ージ層は数 nm の厚さであっても粒界偏析量の絶対

304 stainless steel, J. Nucl. Mater., 549 (2021) 152894.
(9) D. Blavette, P. Duval, L. Letellier, M. Guttmann, Atomic-

値を小さくする影響があることが示唆された．
・APT 分析による評価値と同等の 1 nm の空間分解能を

scale APFIM and TEM investigation of grain boundary

STEM-EDS 分析で達成するためには，電子ビーム径

microchemistry in Astroloy nickel base superalloys, Acta

を 1 nm 未満にするとともに薄膜試料の厚さを 25 nm

Materialia, 44 (1996) 4995-5005.

程度まで薄くする必要があり，また薄膜試料の作製(10) K. Takakura, K. Nakata, K. Fujimoto, K. Sakima, N. Kubo,には電気化学エッチングあるいは低加速エネルギー

IASCC Properties of Cold Worked 316 Stainless Steel inのイオンミリングを用いた最終処理の実施も重要に

PWR Primary Water, in: Proc. 14th Int. Conf. on

なる．粒界偏析の評価結果を報告する際には，測定デ

Environmental Degradation of Materials in Nuclear Powerータの空間分解能を明示することが肝要である．

Systems, Virginia Beach, VA, August 23-27, 2009.
(11) 三浦照光, 瀬戸仁史, 藤井克彦, 福谷耕司, 照射ステ
ンレス鋼の粒界偏析の TEM-EDS 分析における k 因

引用文献

子の検討, INSS JOURNAL, 29 (2022) NT-7.
(12) J.I. Goldstein, J.L. Costley, G.W. Lorimer, S.J.B. Reed,(1) 福谷耕司, 西岡弘雅, 藤井克彦, ステンレス鋼の軽Quantitative X-ray Analysis in the Electron Microscope,

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in: Proc. Workshop Anal. Electron Microsc., Chicago, IL,

原子力安全システム研究所, (2009).

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resolution in X-ray analysis of thin foils, Ultramicroscopy,

Stainless Steels under PWR Irradiation, J. Nucl. Sci.

7 (1982) 405-410.
(14) J.R. Michael, D.B. Williams, C.F. Klein, R. Ayer, The

Technol., 43 (2006) 159-173.
(3) M. Song, K. Field, R. Cox, G. Was, Microstructural

measurement and calculation of the X-ray spatial

characterization of cold-worked 316 stainless steel flux

resolution obtained in the analytical electron microscope, J.

thimble tubes irradiated up to 100 dpa in a commercial

Microscopy, 160 (1990) 41-53.

Pressurized Water Reactor, J. Nucl. Mater., 541 (2020)(15) D.B. Wiliams and C.B. Carter, Transmission electron
microscopy, Plenum Publishing Corp., New York, 1996.

152400.
(4) 福村卓也, 三浦照光, 藤井克彦, 福谷耕司, 橘内裕寿,(16) E.V. Cappellen and A. Schmitz, A simple spot-size versus

照射ステンレス鋼の粒界酸化挙動, INSS JOURNAL,

pixel-size criterion for X-ray microanalysis of thin foils,

27 (2020) NT-8.

Ultramicroscopy 41, (1992) 193-199.

(5) 福谷耕司, 藤井克彦, F. Sefta, B. Allouch, C. Pokor, フ(17) P. Doig, D. Lonsdale, P.E. Flewitt, in: Quantitative

ランスの PWR 炉内構造物の照射後ミクロ組織の分

Microanalysis with High Spatial Resolution, Vol. 277, Eds.

析, INSS JOURNAL, 26 (2019) NT-8.

G.W. Lorimer, M.H. Jacobs and P. Doig (The Metals(6) K. Fujii, K. Fukuya, APT analysis of neutron-irradiatedstainless steels, in: Proc. 2017 Int. Cong. on Advances inSociety, London, 1981) p. 41.
(18) 鶴田華子, 清水一行, 村上武, 鎌田康寛, 渡邉英雄,

Nuclear Power Plants (ICAPP2017), Fukui & Kyoto,

Ga イオン照射した SUS304 鋼の構造相変態, 日本金April 24-28, 2017, Paper 17398.

属学会誌, 85 (2021) 239-246.

(7) Z. Jiao and G.S. Was, Novel features of radiation-induced
segregation

andradiation-induced

precipitationinaustenitic stainless steels, Acta Materialia, 59 (2011) 12201238.

(19) J.F. Ziegler, J.P. Biersack, U. Littmark, The Stopping andRange of Ions in Solids, Pergamon, New York, (1985).

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-7

138

亜鉛注入したPWR1次系環境水中におけるTT690材の腐食挙動に及ぼす溶存水素濃度の影響
Influences of dissolved hydrogen on corrosion behavior of Alloy 690 TT
in zinc-injected simulated PWR primary water condition.

金島山田

慶在（Yoshiari Kaneshima）＊1 笹岡

卓陽（Takuyo Yamada）＊1 國谷

孝裕 （Takahiro Sasaoka）＊2

耕平（Kohei Kokutani）＊3 有岡孝司（Koji Arioka）＊1

要約
被ばく低減と材料劣化抑制を目的とした今後の水質管理の最適化検討の一助とすることを目指し，亜鉛注入した PWR１次系模擬水環境で TT690 合金を用いた浸漬試験を行い，プラント
運転温度範囲（270～320℃）での腐食挙動に対する溶存水素（DH）濃度の影響を評価した．DH 濃
度 30 cm3/kg，DH 濃度 45 cm3/kg では，表面皮膜はスピネル酸化物のみ観察された．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，亜鉛注入環境下では，DH 濃度 30cm3/kg に比較して DH 濃度 45 cm3/kg で𝑘𝑘� は低下しており，これは，亜鉛注入しない場合と類似の傾向にあった．また，亜鉛注入しない場合に比べて，どちらの DH 濃度でも𝑘𝑘� は小さい値を示した．以上から，亜鉛注入環境下においても，高 DH 濃度側で腐食が抑制される傾向が示されるとともに，亜鉛注入により酸化物の形成が抑制されることが確認された．

キ ーワ ードPWR1 次系，TT690 合金，溶存水素濃度，酸化皮膜厚さ，亜鉛注入

Abstract Aiming to help optimize future water quality management for the purpose of reducing radiation
exposure and suppressing material degradation, immersion tests were conducted using Alloy 690 TT in zincinjected simulated PWR primary water condition, and the effect of dissolved hydrogen (DH) concentrationon corrosion behavior in the plant operating temperature range (270-320°C) was evaluated. At both DHconcentration 30 cm3/kg and DH concentration 45 cm3/kg, only spinel oxide was observed on the outer layeroxide film. As a result of determining the parabolic rate constants 𝑘𝑘� ［m2/s］from the oxide film thickness
and the test time, in the zinc injection environment, 𝑘𝑘� was lower at DH concentration of 45 cm3/kg than at
DH concentration of 30 cm3/kg, and this trend was similar to that without zinc injection. And at both DHconcentrations, 𝑘𝑘� was smaller than that without zinc injection. From the above results, it was confirmedthat corrosion tends to be suppressed under the high DH concentration condition even in a zinc injection
environment, and oxide formation was suppressed by zinc injection.
Keywords

PWR primary water system, Alloy 690TT, Dissolved hydrogen Oxygen film thickness, Zinc injection

1. はじめにため，600 合金を使用しているプラントでは対策材として耐 PWSCC 性を向上させた TT690 合金（特殊熱処理し加圧水型原子炉（PWR）の 1 次系では，燃料の反応度制御や構造材の腐食抑制による系統線量低減等を目的とた 690 合金）への交換が進められ，現在までのところ実機で TT690 合金に PWSCC 発生の報告例はない(3)．

して，水質管理指針に基づき，適切に系統の水質が管理

環境条件のうち溶存水素濃度（以下，DH 濃度とする）

されている．しかし，実際には腐食に対する水質影響は

は，Ni 基合金の PWSCC 発生や進展，燃料被覆管や配管構造材の種類によって異なり，例えば SG 伝熱管として等の腐食等に影響することが知られている(4)．

用いられている Ni 基合金の 600 合金では，１次冷却材応

TT600 合金や TT690 合金等の Ni 基合金から 58Ni が溶

力腐食割れ（PWSCC）感受性をもつことが知られており，出すると，1 次冷却材により原子炉内へ持ち込まれ，燃料(1)(2)

国内外で多くの発生・進展事例報告されてきた．その表面で析出して放射化されることにより主要放射性核種＊１（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊２ 元（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所 現 関西電力(株)＊３ 元（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所 現（株）神戸工業試験場

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-7である 58Co となる．また Ni は Ni/NiO（金属 Ni と NiO）
で熱力学的な安定状態が変化し，その形態変化点は DH
濃度と温度に依存することが分かっている（5）．さらに，
DH 濃度を高くすることにより Ni を溶解度の低い金属 Niとすることで溶出を抑制し，原子炉内への移行を防ぐことが 58Co の発生を抑制する観点からは有効であるとされている（5）．

2. 試験方法
2.1 供試材
本試験に用いた 690 合金供試材の化学組成を表 1 に示す．
供試材は20%冷間加工を施したTT690 合金を用いた．

以上を踏まえると，Ni の Ni/NiO 境界での熱力学的な表 1 690 合金供試材の化学組成(wt%)

安定状態の変化が，Ni 基合金の腐食挙動に影響しているとした場合，DH 濃度だけではなく温度環境も含めた腐食影響評価が，被ばく低減における最適な DH 濃度条件の選定には必要であることから，前報(6)においては，

139

C

Si

Mn

P

S

Cr

Fe

Cu

Ni

0.019

0.30

0.32

0.009

0.0006

30.18

9.42

0.04

59.25

PWR1 次系模擬水環境下（B:500ppm，Li:2ppm） で， 試
験温度が 290〜360 ℃，DH 濃度が 0〜45cm3/kg の条件で703〜4090h 腐食試験した TT690 合金の腐食に対する DH
濃度の影響が評価された．
その結果，以下の知見が得られ，通常のプラント運転
温度範囲である 290℃から 320℃の温度条件においては，
DH 濃度 30 cm3/kg 以上が腐食抑制の観点から好ましいと考えられるとの結果が報告された．

2.2 浸漬試験
亜鉛注入した PWR1 次系環境水（B:500 ppm, Li:2 ppm）
を模擬し，プラント運転温度範囲（270℃, 290℃, 320℃）
にて DH 濃度の影響を評価する浸漬試験を計画した．
高 DH 濃度の影響の傾向を把握する目的から，実機プラ①表面皮膜形態は DH 濃度と温度により大きく変化し，ントの通常運転時の水質条件である DH 濃度 30 cm3/kg と低 DH 濃度では針状の酸化物が，高 DH 濃度では粒より高 DH 濃度である 45 cm3/kg の試験を実施した．表 2状のスピネル酸化物が析出し，温度により同じ DHに試験条件を示す．試験時間は安定的な内層酸化皮膜が形

濃度でも形態が変化する．

成されると考えられる 500 時間を目途とした．

②内層皮膜厚さについても DH 濃度と温度により変化
表 2 試験条件

し，低 DH 濃度では内層深くまで酸化が進行するが，340〜360℃の高温側では高 DH 濃度において酸化が進行し，290 と 320℃の低温側では抑制される傾向がある．
しかし，実際の PWR プラントでは，被ばく低減を目的に亜鉛注入が行われる場合があり，被ばく低減と材料劣化抑制を目的とした最適水化学条件策定のためには，亜鉛注

試験条件
上段：温度
下段：DH

270℃
30cm3/kg

290℃
30cm3/kg

320℃
30cm3/kg

270℃
45cm3/kg

290℃
45cm3/kg

320℃
45cm3/kg

・亜鉛濃度は 30～40ppb を目途
・1 バッチの試験時間は約 500 時間

入を考慮した DH 濃度の影響評価が必要と考えられる．
そこで，本研究では，亜鉛注入した PWR1 次系模擬環
境下で DH 濃度を変化させた腐食試験を行い，試験材の酸化皮膜分析を行うことにより，DH 濃度と温度による
TT690 合金の腐食挙動の変化を評価した結果を報告する．

浸漬試験には，表面をダイヤモンドペースト（DP） 3
μm で研磨して鏡面とした 15×15×2 mm の短冊状の形状試
験片を用いた．図 1,2 に試験装置の外観および試験片取付状況を示す．系統への亜鉛注入方法には，粒状酸化亜鉛(ZnO)を投入した溶解槽に系統水を一定量通水することで自然に溶けだした亜鉛を注入するパッシブ注入方式を採用した(7)．金属不純物の影響を避けるために，亜鉛純度99.99%の酸化亜鉛試薬(株式会社高純度化学研究所製)を用いた．図 3 に亜鉛注入系統を示す．
浸漬試験の実施結果を表 3 に示す．亜鉛濃度は 30～40
ppb であった．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-7

140

2.3 皮膜観察
浸漬試験後には，研磨面表面を電界放出型走査電子顕微鏡（Field Emission Scanning Electron Microscope，以下，
FE-SEM とする）にて観察し，腐食生成物の状況を表面観察した．さらに，クロスセクションポリッシャ（CP）
にて試験片の断面方向を加工研磨し，FE-SEM により表面皮膜の性状及び皮膜厚さの断面観察を行った．

3. 試験結果
図1

3.1 外観観察No.2 SSRT 腐食試験装置外観

浸漬試験後の試験片の外観を図 4 に示す．各 DH 濃度において，温度の違いによる外観上の違いは見られなかったが，DH 濃度の違いにより表面の色合いに相違が見られ，
DH 濃度 30 cm3/kg の方がやや赤褐色を呈していた．

図2

試験片取付状況①20%CW TT690，DH 濃度 30cm3/kg，40ppb Zn

図 3 亜鉛注入系統

表 3 浸漬試験の実施結果
温度[℃]

DH濃度
[cm3/kg]

270

290

320

30

464h

464h

464h

45

503h

503h

503h

備考
亜鉛濃度
40ppb
亜鉛濃度
30ppb

②20%CW TT690，DH濃度45cm3/kg，30ppb Zn
図4 腐食試験後の試験片の外観写真

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-7

3.2 表面皮膜観察

141

も表面に粒状の酸化物が観察された．また，DH濃度45cm3/kgでは，各温度条件（270℃, 290℃, 320℃）ともこの

図 5 に示す低倍率（x500）の観察において，DH 濃度 30

倍率では明確な酸化物は観察されなかったが，さらに高cm3/kg では，各温度条件（270℃, 290℃, 320℃）とも表面倍率（x100,000）の観察（図7）により，10nmサイズ以下

状態に明瞭な差はなく，DH の影響は見られなかった．まのごく微細な粒状の酸化物が観察された．前報(6)の表面

た，DH 濃度 45 cm /kg でも，各温度条件（270℃, 290℃,

観察結果を踏まえると，これらはスピネル酸化物である

3320℃）とも表面状態に明瞭な差はなく，この倍率では DHの影響は見られなかった．
一方，図 6 に示す高倍率（x50,000）の観察において，DH
濃度 30 cm3/kg では，各温度条件（270℃, 290℃, 320℃）とと考えられ，その大きさはDH濃度30 cm3/kgでは100nm以
下，DH濃度45 cm3/kgでは10nm以下の微小サイズであった．なお，針状の酸化物は観察されなかった．

図 7 FE-SEM による表面皮膜観察結果(×100,000) （20%CW TT690，DH 濃度 45 cm3/kg）

図 5 FE-SEM による表面皮膜観察結果(×500) （20%CW TT690）

図 6 FE-SEM による表面皮膜観察結果(×50,000)（20%CW TT690）

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-7

142

3.3 皮膜断面観察

で内層酸化皮膜が表面方向全体に渡って形成している形

FE-SEMによる皮膜断面観察結果の一例（DH濃度30

層酸化皮膜の厚さが異なる様子が確認された．

態が観察されており，DH 濃度と温度の環境条件により内

cm3/kg，270℃）を図8に示す．本試験では，全ての条件

図 8 FE-SEM による皮膜断面観察結果（20%CW TT690，DH 濃度 30 cm3/kg，270℃，Zn 濃度 40ppb）

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-7

143

3.5 皮膜厚さの測定
次に，内層酸化皮膜を定量評価するために，以下の手順

内層酸化皮膜は厚くなる傾向が見られた．DH 濃度 45で内層酸化皮膜の厚さの測定を行った．測定は CP 加工さ

cm3/kg では，温度による差はあまり見られず，320℃で内れた酸化皮膜断面について，加工部の左右中央の 3 視野を高倍率（x100k）まで拡大し，内層酸化皮膜の厚さを測定した．測定要領の一例を図 9 に示す．

層酸化皮膜がやや薄くなる傾向が見られた．
一方，内層酸化皮膜厚さに及ぼす，DH 濃度の影響が明確に見られた．各試験温度（270℃，290℃，320℃）にお本要領に基づき，各試験片の内層酸化皮膜の平均厚さを測定し，3 点の値を平均した結果を表 4 に示す．各 DH 濃
度によって，内層酸化皮膜厚さに及ぼす試験温度の影響に差が見られた．DH 濃度 30 cm3/kg では，温度が高いほどいて，DH 濃度 30 cm3/kg に比べて DH 濃度 45 cm3/kg の方が内層酸化皮膜厚さは薄くなり，320℃ではその傾向は顕著であった．

図 9 FE-SEM による内層酸化皮膜厚さ測定例（20%CW TT690，DH 濃度 30 cm3/kg，270℃，Zn 濃度 40ppb）

表 4 各試験片における内層酸化皮膜の平均厚さ
DH 濃度

内層酸化被膜の平均厚さ(nm)3（cm /kg）

270℃

290℃

320℃

30

27.54

29.40

36.41

40

15.63

15.26

10.79

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-7

4. 考察

144

ここで，内層酸化皮膜の成長が皮膜を通したイオンの拡散に律速であると仮定し，測定した内層酸化皮膜厚さと試4.1 外層の表面皮膜形態と DH 濃度，温度，
亜鉛注入の関係験時間から(1)式により𝑘𝑘� を求めて，前報(6)と同様に試験時

間の試験時間の異なる試験片の酸化の進行を相対的に比較した．表 4 の内層酸化皮膜の平均厚さと試験時間より求前報 において，亜鉛注入が無い環境下の，PWR プラン(4)めた𝑘𝑘� を表 5 に示す．なお，表には，亜鉛注入無しの場合

トの通常運転温度範囲である 290℃～320℃条件では，DHのデータ（290℃と 320℃）をあわせて示した(6)．亜鉛注入

濃度が 30 cm /kg 以上でスピネル酸化物が主として観察さ3有の場合の𝑘𝑘� を DH 濃度に対してプロットした結果を図れた．一方，本試験においても，外層表面皮膜にはスピネ

10 に示す．各温度条件において，DH 濃度 30 cm3/kg に比

ル酸化物のみ形成されており，亜鉛注入環境下においても較して DH 濃度 45 cm3/kg で𝑘𝑘� は低下しており，DH 濃度

DH 濃度が 30 cm3/kg 以上で Ni 安定領域となり，Ni の溶が高いほど皮膜厚さが薄くなり酸化の進行が妨げられる

出が抑制された環境条件になることが考えられた．

結果が示された．また，290℃と 320℃の試験において，また，形成されたスピネル酸化物の大きさは，亜鉛注入

亜鉛注入の有無を比較した結果を図 11 に示す．いずれのが無い環境（100nm 程度）に比べて小さい（100～10nm 程

温度条件においも，DH 濃度が高いほど酸化の侵攻が妨げ度）ことが確認された．これは，亜鉛注入条件では亜鉛がられる効果が認められるとともに，亜鉛注入環境の方が優先的に酸化皮膜中に取り込まれることにより，より安定

𝑘𝑘� の値が小さく，亜鉛注入が内層酸化皮膜を薄くし，酸化な皮膜を形成し，腐食が抑制されたことが要因の一つであの進行をさらに妨げる効果があることが示された．

ると考えられた(8)(9)．また，DH 濃度が 45 cm3/kg の方が粒

次に，温度と𝑘𝑘� の関係を図 12 に示す．図には，亜鉛注

形は小さいことから，DH 濃度が高い方が外層酸化物の生入有無のデータを記載した．DH 濃度 30 cm3/kg では，温成を抑制する効果があることが考えられた．

度の上昇に従い𝑘𝑘� が大きくなる傾向が示されたが，DH 濃

度 45cm3/kg では，高温で𝑘𝑘� が減少する傾向が見られた．

4.2. 内層酸化皮膜形態に対する温度と DH 濃
度の影響

これは，金属の拡散現象による保護皮膜の形成だけではな
く，高温側で電気化学反応が抑制される等の影響が腐食に関係している可能性が考えられる(6) (11)．

内層酸化皮膜の腐食形態は，試料表面に近い合金内部に以上を踏まえて，亜鉛注入した PWR１次系模擬水環境形成される保護皮膜が影響していると考えられ，このよう下での浸漬試験を継続し，運転温度域（270～320℃）におな皮膜中のイオンの拡散に律速される皮膜の成長は放物ける DH 濃度 35 cm3/kg，40 cm3/kg でのデータ拡充を図る

線則に従うことが知られており，𝑥𝑥は内層皮膜厚さ[m]，𝑘𝑘�

ことにより，高 DH 濃度での腐食抑制効果について検討すは放物線速度定数[m2/s]，𝑡𝑡は時間[s]とすると，皮膜厚さとる必要がある．

時間との関係を表す放物線則は次式により示される (10)．
（1）

𝑥𝑥 � � 2𝑘𝑘� 𝑡𝑡

表 5 kp 計算結果
DH 濃度

亜鉛注入の

（cm /kg）

有無

270℃

あり

2.3×10

3

30
45

-22

𝑘𝑘� [m2/s]
290℃

320℃

-22

2.6×10

3.6×10-22

無し(6)

－

1.0×10-21

1.3×10-21あり

6.8×10-23

6.4×10-23

3.2×10-23

無し(6)

－

3.4×10-22

4.6×10-22（6）INSS JOURNAL 2021 より引用

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-7

1.0E‐20145

270℃、Znあり

κp（cm2/s)

290℃、Znあり
320℃、Znあり

1.0E‐21

1.0E‐22

1.0E‐23

0

10

20

30

40

50

DH濃度（cm3/kg）
図 10 𝑘𝑘� とDH 濃度の関係（270℃，290℃，320℃，Zn 注入あり）

1.0E‐20

1.0E‐20

290℃、Znあり

320℃、Znあり
320℃、Znなし (6)κp（cm2/s)

1.0E‐21

1.0E‐22

1.0E‐23

0

10

20

30

40

1.0E‐21

1.0E‐22

1.0E‐2350010DH濃度（cm3/kg）20

図 11 𝑘𝑘� と DH 濃度の関係（Zn 注入有無の比較）
1.0E‐20
DH30㎤/kg Znあり
DH45㎤/kg Znあり
DH30㎤/kg Znなし (6)DH45㎤/kg Znなし (6)1.0E‐21

1.0E‐22

1.0E‐23

260

270

30

DH濃度（cm3/kg）

κp（cm2/s)

κp（cm2/s)

290℃、Znなし (6)

280

290

300

310

温度（℃）

図 12 𝑘𝑘� と温度の関係

320

330

340

40

50

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-7

5. まとめ146（７）H. NAKAHIRA, T. IWAKAMI, Y. OKUDA, Y. FUJII, Y.
IKEDA, T. SUZUKI, M. NOMURA, M. AIDA, F.

亜鉛注入した PWR1 次系模擬環境下において，DH 濃度

KAWAKAMI, Y. SUGIYAMA, T. KANZAKI, K.

（30 cm3/kg，45 cm3/kg）と温度（270℃, 290℃, 320℃）を

OTOHA, H. TAKIGUCHI, E. KADOI , K. ISHIGURE,

変えた TT690 合金の腐食試験を実施した．酸化皮膜を表面および断面から観察し，表面酸化皮膜の形態および内層
酸化皮膜の形態と厚さを調べた．その結果から亜鉛注入環
境下での DH 濃度と温度の腐食に対する影響を検討した．
得られた知見は以下の通りである．
（１）亜鉛注入した PWR1 次系模擬環境下において，270～320℃のプラント運転温度範囲では，DH 濃度
30 cm3/kg に比べて高 DH 濃度側の 45 cm3/kg で腐食が抑制される傾向がある．
（２）亜鉛注入環境では，亜鉛注入無しの環境に比べて表面酸化物の形成が抑制される．

“被曝低減用亜鉛注入に用いる減損亜鉛製造のための同位体分離に関する技術開発,” 東京工業大学,
2002.
（８）F. Arjmand, J. Wang , L. Zhang, “Zinc addition and its
effect on the corrosion behavior of a 30% cold forged
Alloy 690 in simulated primary coolant of pressurizedwater reactors,” Journal of Alloys and Compounds,
2019.
（９）實重宏明 , 塚本雅昭, 軽水炉プラントの水化学
第 9 回 実機での水化学（3）－被ばく線量の低減, 第 巻 Vol. 51, 2009, pp. 824-829.
（10）河村 憲一, B. A. Mohd Hanafi, 上田 光敏 , 丸山俊夫, “合金の高温酸化皮膜表面における酸素ポテ

謝辞

ンシャル,” Netsu Sokutei, 2010.
（11）寺地 巧, 宮本 友樹, 山田 卓陽 , 有岡 孝司,

本調査を遂行するにあたり，関係された方々ならびに“ステンレス鋼の高温水中応力腐食割れに関する基本調査の遂行にご協力いただいた㈱原子力安全システム

礎研究ー腐食の温度依存性ー,” INSS JOURNAL,

研究所材料グループ村上公治氏，黒崎登氏の多大な協力2009.

があった．この場を借りて謝意を表します．

引用文献（１）渡辺 憲夫, 米国の加圧水型原子力発電所における Alloy600 製圧力バウンダリ構成機器の一次冷却材応力腐食割れ事例の分析, 2006.
（２）原子力安全・保安院, 蒸気発生器一次冷却材出入口管台溶接部内表面における亀裂への対応について（解説）, 2008（３）IAEA, Stress Corrosion Cracking in Light Water
Reactors: Good Practices and Lessons Learned., 2011.
（４）EPRI, “Pressurized Water Reactor Primary Water
Chemistry Guidelines,”（2014）．
（５）EPRI, “Material Reliability Program Mitigation of
PWSCC in Nickel-Base Alloys by Optimizing
Hydrogen in the Primary Water（MRP-213）,”（2007）（６）笹岡 孝裕, 山田 卓陽, 有岡 孝司, TT690 合金の PWR1 次系模擬水中の腐食挙動への 溶存水素
濃度と温度の影響, INSS JOURNAL, 2021

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-8147

高調波法による A6061 アルミニウム合金中の微細粒子形成の評価
Evaluation of the formation of fine particles in the 6061-aluminum alloy by the second
harmonic measuring method.

前田松田

克彦 （Katsuhiko Fujii）＊1 平方藤井要約悠希 （Yuuki Maeda）＊1

直樹（Naoki Matsuda）＊2
寛之 （Hiroyuki Hirakata）＊3

照射脆化要因である溶質原子クラスタの形成に対する非破壊評価の適用を目的に，微細粒子の形成と非線形超音波伝搬特性の相関を調べた．熱時効を実施することで溶質原子クラス
タが形成された状態を模擬した A6061 アルミニウム合金試験片の非線形パラメータを測定した．
非線形パラメータの熱時効時間による変化は 1%程度であり，比較的小さいものであった．非線形パラメータと硬さには一定の相関が認められ，今回の測定体系では，非線形パラメータが微細粒子の形成に鈍感であるものの材料の非線形超音波伝搬特性が微細粒子の形成に依存する可能性が示唆された．
キーワード

非破壊評価，照射脆化，非線形超音波，非線形パラメータ

Abstract

The relationship between the formation of fine particles in the material and thecharacteristic of nonlinear ultrasonic propagation was investigated to apply the second harmonic wave
measurement method to the detection of the formation of solute atom clusters, which is one of the causes ofirradiation embrittlement. 6061 aluminum alloy specimens were aged to simulate the formation of solute atomclusters and nonlinear parameters of specimens were measured. The change of the nonlinear parameter by thelength of aging time was as small as about 1%. There was a constant relationship between hardness andnonlinear parameter. It’s suggested that the nonlinear parameter measured by the method described in thispaper is insensitive to the formation of fine particles, but the characteristic of nonlinear ultrasonic propagation
is dependent on the formation of fine particles.
Keywords

Nondestructive evaluation, Irradiation embrittlement, Nonlinear ultrasonic, Nonlinear parameter

1. はじめに験を実施することで評価されている(1)．破壊試験による評価は，実施回数が制限され，連続的に照射脆化の原子炉容器の照射脆化の進展量の評価は，発電所進展量を評価することは不可能である．そのため，破の安全運転に不可欠である．現在，照射脆化は，原子壊試験に加えて実施回数が制限されない非破壊評価

炉内に装荷された監視試験片を定期的に取り出し，法を実施することによって連続的な照射脆化のモニ

シャルピー衝撃試験や破壊じん性試験などの破壊試

タリングの実現が期待されている．

＊１（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊２ 福井大学 工学系部門＊３ 京都大学 工学研究科

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-8

照射脆化の原因は中性子照射によるミクロ組織変1482. 測定の原理化である．照射による代表的なミクロ組織変化としては，溶質原子クラスタ，欠陥クラスタの形成，粒界

一般に，線形弾性体とみなされる金属材料の微小偏析の発生などが挙げられる．既往の検討から，溶質変形においてもわずかな応力－ひずみ関係の非線形原子クラスタの組成が材料の組成に依存すること，性が認められる．応力－ひずみ関係の弱い非線形性

溶質原子クラスタの体積率と硬化量に相関がみられによって，材料中で入射波の周波数の整数倍の周波(2)ることが報告されており ，溶質原子クラスタの形成数をもつ超音波（高次高調波）が発生する(10)．ここで，による硬化が照射脆化の主要因と考えられる．

弾性体に周波数 f の超音波を入射したときを考える．

ミクロ組織変化に対する非破壊評価として，転位(3)

摂動解析によると，周波数 2f の超音波（2 次高調波）

密度や転位の平均ループ長などに敏感である 非線の振幅 A2 と周波数 f の超音波（基本波）の振幅 A1 の形超音波伝搬特性を用いた手法が注目されている．

関係は，

非線形超音波伝搬特性を利用した方法の一つに高調波法が挙げられる．高調波法は，材料内部で発生する
2 次高調波振幅から非線形パラメータを評価する手法であり，測定が比較的容易であることから広く用いられている．既往の検討では，疲労損傷やクリープ
損傷などといったミクロ組織変化と非線形パラメー
タの関係が検討されている(4)-(6)．また，熱時効による非線形パラメータの変化を測定することで，析出物などの微細粒子と非線形パラメータの相関が調べられた．アルミニウム合金(7)や鉄鋼材料(8)，析出硬化型
ステンレス鋼 (9)などの熱時効による非線形パラメー𝛽𝛽𝛽𝛽 � 𝑥𝑥 �
𝐴𝐴�
�1�
8
と与えられる(10)．式(1)において，k は基本波の波数，𝐴𝐴� �

x は超音波の伝搬距離である．比例定数 β は，非線形パラメータと呼ばれる無次元量である．高調波法は，測定した非線形パラメータ β により材料の特性を評価する．
本検討では，接触探触子が検出した波形の基本波
成分 A'1，2 次高調波成分 A'2 を用いて相対的な非線形パラメータを評価した．相対的な非線形パラメータは以下の式で定義される．
𝛽𝛽 � �

タの関係が検討され，熱時効時間によって非線形パ

𝐴𝐴��

𝐴𝐴���

�2�

ラメータが変化することが報告されている．これら相対的な非線形パラメータは，式(1)で定義した非の検討の一部は，照射脆化の主要因である溶質原子

線形パラメータと比例関係にある．その比例定数はクラスタの形成を評価することを目的に実施された実験系に依存するため，同一の実験系で求められた(8), (9)相対的な非線形パラメータを比較し，相対的な非線の変化量の相関は必ずしも解明されていない．

形パラメータの変化量で議論する必要がある．

．しかし，微細粒子の形成量と非線形パラメータ

本研究では，原子炉容器の照射脆化への非破壊評
価法の適用を目的に，析出硬化型のアルミニウム合

3. 実験方法

金中の微細粒子の形成と非線形パラメータの相関を調べた．なお，試験片に十分な量の転位を導入するた

3.1 試験片めに，熱時効の前に塑性ひずみを与えた．
供試材には，市販の A6061 アルミニウム合金を用いた．JIS H4100 によって規定される A6061 アルミニ
ウム合金の組成を表 1 に示す(11)．A6061 アルミニウ
ム合金から板状試験片を 6 体用意した．板状試験片の寸法は，30 × 180 × 7 mm である．試験片の外観を
図 1 に示す．
表1

A6061 アルミニウム合金の組成(11)INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-86 体の試験片すべてに対して 540℃で 4 時間の溶体

149

3.2 超音波測定

化処理（solution annealing, SA）を実施したのちに水冷した．6 体のうち 1 体は室温で保持した．この試験片

3.2.1 実験装置

を SA 材と呼ぶ．残りの 5 体は万能試験機（AG50kNI, SHIMADZU）で試験片の長手方向におおよそ 2%の試験片の板厚方向に大振幅の超音波を伝搬させ，材塑性ひずみを与えるように引張った．試験片の塑性料内部で発生する 2 次高調波の振幅を測定した．接ひずみと 0.2%耐力を表 2 に示した．塑性ひずみを与続図を図 2 に示す．増幅器（RPR-4000, RITEC）からえた 5 体の試験片のうち，1 体は室温で保持した．残バースト波を発生させ，減衰器（RA-30, RITEC）を介

りの 4 体には，220℃でそれぞれ 20 分，40 分，60 分，

して公称中心周波数 5 MHz（V109, OLYMPUS）の探900 分の熱時効を行った．

触子に印加した．なお，探触子に印加したバースト波
は，周波数 5 MHz，サイクル数 10 とし，振幅を 320
Vpp までの範囲で段階的に変化させた．材料内部を伝搬 し た 超 音 波 は 公 称 中 心 周 波 数 10 MHz （ V111,
OLYMPUS）の探触子で検出した．探触子で検出した
電気信号の波形は，オシロスコープ（DSOS054A,
Keysight）で記録した．オシロスコープのサンプリン
グレートは 1 GSa/s と設定し，S/N 比の向上を目的に256 回の加算平均を行った．

図1

表2

試験片の外観3.2.2 波形処理

試験片の塑性ひずみ

記録した波形のうち試験片を 1 回透過した波を長さ 1.9 µs の Hanning 窓をかけて切り出した．この波形

番号

塑性ひずみ

0.2%耐力

熱時効の時間

SA

―

―

―

1

2.02%

94 MPa—え，100,000 点のデータとして行った．評価した周波

2

2.29%

88 MPa20 min数スペクトルから 5 MHz 成分と 10 MHz 成分を抽出

3

2.00%

97 MPa40 minし，それぞれ基本波振幅 A'1，2 次高調波振幅 A'2 とし

4

2.10%

85 MPa60 min5

2.10%

95 MPa

900 minに離散フーリエ変換を行い，周波数スペクトルを評価した．離散フーリエ変換は，データの末尾に 0 を加送信側探触子
公称中心周波数：5 MHz

た．波形とスペクトル線図の一例をそれぞれ図 3, 図
4 に示す．
波形処理から得られた A'1 と A'2 の関係を図 5 に示

受信側探触子
公称中心周波数：10 MHz

-6 dB

減衰器
RA-30 (RITEC)

試験片

減衰器
-10 dB

増幅器
RPR-4000 (RITEC)

トリガー

図2

オシロスコープ
DSOS054A (Keysight)
実験系の接続図コンピュータINSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-8

す．各々の実験で得られた A'12 と A'2 の決定係数 R2 は，150

3.3 硬さ測定

R ≃ 0.999 と極めて 1 に近いため，2 節で述べたよう
2な非線形現象に由来した 2 次高調波が検出されていマ イ ク ロ ビ ッ カ ー ス 硬 度 計 （ HMV-G31 ，ることが確認された．式(2)で定義された相対的な非SHIMADZU）を用いてビッカース硬さを測定した．

線形パラメータは，A'12 と A'2 の最小二乗法から得ら

硬さ測定での荷重は 1.0 kgf と設定した．硬さは各試れた近似直線の傾きとした．近似直線の例を図 5 の

験片について 5 回測定した．

破線で示す．求めた相対的な非線形パラメータは，SA材の評価値の平均値で規格化し，相対的な非線形パ
ラメータの変化量を調べた．

4. 結果
4.1 超音波測定
相対的な非線形パラメータの変化量と熱時効時間の関係を SA 材の結果とともに図 6 に示す．エラーバ
ーは，測定値の 95%信頼区間である．図 6 において白抜き点で示した SA 材と塑性ひずみを与えた後に追加の熱時効を行わなかった試験片の相対的な非線形パラメータを比較すると有意水準を 5%としたとき有意な差がみられた．その一方で，塑性ひずみを与えた試験片の間での相対的な非線形パラメータの変化
量は 1%以下であり，塑性ひずみを与えた試験片の間

図3取得した電気信号の波形で有意な変化は認められなかった．

4.2 硬さ測定
試験片のビッカース硬さを図 7 に示す．測定値の標準偏差は，図 7 のマーカーのサイズ以下であった．
試験片の硬さは，熱時効時間に応じて変化した．熱時
効時間が 0 ~60 分では硬さがおおよそ 120%増大し，900 分ではピーク硬さから 18%減少した．表 2 から，試験片に与えた塑性ひずみはほぼ一定であり，塑性
ひずみの差異が硬さに与えた影響は小さいと考えら
図4

周波数スペクトル

れる．そのため，熱時効による硬さの変化は微細粒子の数密度や体積率の変化が原因であると判断した．
既往の検討によると，熱時効によって析出する β''相
析出物は，A6061 アルミニウム合金の硬化に最も大きく寄与する(12)．したがって，時効時間が 0～60 分での硬化は，β''相析出物が増加した結果であると考えられる．また，時効時間が長くなると準安定相の β''相から安定相の B'相に遷移し，硬さが減少することが報告されている(12)．これは，本実験で 900 分の熱時効によって硬さが減少したことと整合する．以上より，熱時効時間に依存して微細粒子の数密度が変化した試験片であることがわかる．

図 5 基本波振幅と 2 次高調波振幅の関係

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-8

151

図6

熱時効時間と非線形パラメータの変化量

図7

熱時効時間とビッカース硬さの関係って増大した．これは，板厚の減少に伴う非線形パラ5. 考察

メータの減少の影響が他の要因よりも小さく，塑性
ひずみによる非線形パラメータの変化は，塑性変形

5.1 塑 性 ひ ず み に よ る 非 線 形 パ ラ メ ー タの変化による材料のミクロ組織変化によるものと考えられる．
Hikata らは，図 8 のように張り出した転位近傍局所

塑性ひずみによって材料の相対的な非線形パラメの応力－ひずみ関係の非線形性を考察し，非線形パータは有意に増大した．材料内部で発生する 2 次高

ラメータが転位密度や転位の平均ループ長に依存す

調波の振幅は，式(1)で示すように超音波の伝搬距離るモデルを提案した(3)．このモデルでは，転位によるに比例する．板厚方向に超音波を伝搬させたことを非線形パラメータの変化 Δβdislocation は，転位密度Λと考慮すると，塑性ひずみを与えた試験片の相対的な転位の平均ループ長 L を用いて以下の式であらわさ

非線形パラメータは減少することが想定される．しれる．

かし，相対的な非線形パラメータは，塑性ひずみによ

𝛥𝛥𝛥𝛥 ����������� ∝ 𝛬𝛬𝛬𝛬�

�3�

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-8

152

転位

ループ長 L
ピン止め点

ピン止め点

図 8 Hikata らによる張り出した転位のモデル(3)一般に，塑性変形は転位の増殖を伴う．したがって，

図9

ビッカース硬さと非線形パラメータの変化量

塑性ひずみによって転位密度の値は大きく増大したと考えられる．その一方で，増殖した転位が他の転位

材料中の微細粒子による応力場は，転位の平均ルの障害物として作用することから，転位の平均ルーープ長を減少させる．Cantrell らによると，体積率 f，プ長 L は減少したと考えられる．Zhu らによると，塑

平均半径 r の母相に整合した微細粒子による非線形性変形による転位のループ長 L の減少量は転位密度パラメータの変化 Δβ の関係は，
𝑟𝑟 �
Δ𝛽𝛽 ∝ �� ,𝑓𝑓の増大量と比較すると小さい(13)．そのため，平均ループ長の減少が非線形パラメータの変化に与える影響は限定的であると考えられる．
以上より，塑性ひずみによる相対的な非線形パラメータの変化は，塑性変形に伴う転位密度の増加が支配要因であると判断された．また，塑性ひずみによる相対的な非線形パラメータの増大は，既往の実験的検討(13), (14)や数値解析(13)で得られている結果と整合し，測定した相対的な非線形パラメータは材料の非線形超音波伝搬特性を反映していることが確認された．

5.2 微細粒子の形成と非線形パラメータ
硬さ測定から，熱時効時間によって材料中の微細粒子の数密度や体積率が変化していることが確認された．その一方で，熱時効時間による相対的な非線形パラメータの変化量は 1%程度と小さく，有意な差は認められなかった．図 9 に硬さと相対的な非線形パ
ラメータの関係を示した．図 9 のエラーバーは測定

�4�

とあらわされる(15)．また，硬さは�𝑓𝑓𝑓𝑓に比例して増大する(16)．したがって，相対的な非線形パラメータと硬さに正の相関関係がみられたのは，熱時効による微細粒子の平均半径の増大を反映したものと考えられる．非線形パラメータの変化量を定量的に議論する
ために，走査透過型電子顕微鏡（scanning transmission
electron microscope, STEM）とエネルギー分散型 X 線
分光分析装置（energy dispersive X-ray spectroscope,
EDS）を用いて微細粒子の分布を調べることが重要である．

5.3 実験機器で発生する2次次高調波の影響
非線形パラメータの測定において，増幅器や探触子によって発生する 2 次高調波の振幅を考慮することは重要である(17)．本研究で用いた実験装置で発生する 2 次高調波の影響を単結晶ゲルマニウムで検討した例を図 10 に示す．図 10 は，3 節と同一の実験系

値の標準誤差である．相対的な非線形パラメータとで測定された相対的な非線形パラメータと試験片の硬さには正の相関関係が認められた．このことから，長さの関係である．単結晶ゲルマニウムは，参照材と本実験の測定系では相対的な非線形パラメータは微してしばしば用いられ(18)，結晶方位の差異による非細粒子の形成に鈍感であるものの，材料の非線形超線形パラメータの変化を考慮する必要がないため測音波伝搬特性が微細粒子の形成に依存する可能性が定対象として妥当である．試験片の長さは 18 mm, 21

示唆された．

mm, 25 mm, 30 mm であり，超音波の伝搬方向は[001]方向である．図 10 から，測定された相対的な非線形

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-8

153

謝辞
本検討における熱処理の実施には京都大学工学研
究科機械理工学専攻岸本将史准教授にご協力いただ
きました．ここに厚く御礼申し上げます．

文献(1) （社）日本電気協会，原子炉構造材の監視試験
方法の概要，JEAC4201-2007（2007）．
(2) 曽根田直樹, 土肥謙次, 野本明義, 他, “軽水炉図 10 非線形パラメータの伝搬距離依存性の一例
パラメータが伝搬距離に対して 1 次関数的に変化し，伝搬距離に依存する項と依存しない項をもつことがわかる．式(1)から，材料内部で発生する 2 次高調波
は，伝搬距離に依存する項のみをもつ．したがって，伝搬距離に依存しない項は，増幅器や探触子などの実験機器で発生し，入射波に含まれる 2 次高調波に起因すると考えられる．3 節で測定した相対的な非線形パラメータも同様に実験機器で発生した 2 次高調
波を含んでおり，実験機器で発生する 2 次高調波と材料内部で発生する 2 次高調波を十分に分離して測圧力容器鋼材の照射脆化予測法の式化に関する研究 －照射脆化予測法の開発－,” 電力中央研究所報告 Q06019 (2007)..
(3) A. Hikata, B.B. Chick, C. Elbaum “Dislocation
Contribution to the Second Harmonic Generation of
Ultrasonic Waves.”, Journal of Applied Physics
Vol.36 (1), pp. 229–236 (1965).
(4) J.Y. Kim, L.J. Jacobs, J. Qu, et al., “Experimental
characterization of fatigue damage in a nickel-basesuperalloy using nonlinear ultrasonic waves.”
Journal of Acoustical Society of America, Vol.120(3), pp.1266–1273 (2006).

定できていない．今後は，測定系の改良を通じて実験(5) K. Balasubramaniam, J. S. Valluri, R. V. Prakash,

機器で発生する 2 次高調波の影響を小さくすること“Creep damage characterization using a lowが必要である．

amplitude nonlinear ultrasonic technique”, Materials
Characterization, Vol. 62 (3), pp.275-286 (2011).

6. まとめ(6) K.H. Matlack, J.Y. Kim, L.J. Jacobs, et al. “Review
of Second Harmonic Generation Measurement

照射脆化の主要因である溶質原子クラスタへの非Techniques for Material State Determination in

破壊評価の適用を目的に，熱時効時間を変化させた

Metals.”, Journal of Nondestructive Evaluation, Vol

A6061 アルミニウム合金の非線形パラメータを求め，

34, 273 (2015).

熱時効時間との相関を調べた．また，ビッカース硬さ(7) 例えば，J.H. Cantrell, W.T. Yost, “Determinationを測定することでミクロ組織変化に関するデータをof precipitate nucleation and growth rates from

得た．

ultrasonic harmonic generation. “, Applied Physics

熱時効時間による相対的な非線形パラメータの変

Letter, Vol. 77 (13), pp.1952–1954 (2000). など

化量は 1%程度であり，比較的小さかった．相対的な(8) D.C. Hurley, D. Balzar, P.T. Purtscher, K.W.

非線形パラメータと硬さには一定の相関が認められ

Hollman, “Nonlinear ultrasonic parameter in

た．本実験の測定系では，非線形パラメータが微細粒

quenched martensitic steels.” Journal of Applied子の形成に鈍感であるものの材料の非線形超音波伝

Physics, Vol. 83 (9), pp. 4584–4588 (1998).

搬特性が微細粒子の形成に依存する可能性が示唆さ(9) K.H. Matlack, H.A. Bradley, S. Thiele, et.al.,れた．

“Nonlinear ultrasonic characterization of
precipitation in 17-4PH stainless steel”, NDT & E
International, Vol. 71, pp.8-15 (2015).

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-8

(10) T. Kundo, J. N. Eiras, W. Li, et.al., “Fundamentals
of Nonlinear Acoustical Techniques and Sideband
Peak Count”, in T. Kundo (ed.), “Nonlinear
Ultrasonic and Vibro-Acoustical Techniques for
Nondestructive Evaluation”, Springer, pp.1-88,(2019).
(11) JIS H 4000：2014, アルミニウム及びアルミニ
ウム合金の板及び条(12) G.A. Edwards, K. Stiller, G.L. Dunlop, M.J.
Couper, The precipitation sequence in Al–Mg–Si
alloys, Acta Materialia, Vol. 46 (11), pp.3893-3904(1998).
(13) W. Zhu, M. Deng, Y. Xiang, et.al., “Modeling of
ultrasonic nonlinearities for dislocation evolution inplastically deformed materials: Simulation andexperimental validation,” Ultrasonics, Vol. 68, pp.
134–141 (2016).
(14) V. V. S. J, Rao, E. Kannan, R. V. Prakash, K.
Balasubramaniam, “Observation of two stage
dislocation dynamics from nonlinear ultrasonic
response during the plastic deformation of AA7175T7351 aluminum alloy,” Materials Science andEngineering: A, Vol. 512(1-2), pp. 92–99 (2009).
(15) J.H. Cantrell, X.G. Zhang, “Nonlinear acoustic
response from precipitate-matrix misfit in adislocation network.” Journal of Applied Physics,
Vol.84 (10), pp.5469–5472 (1998).
(16) 加藤雅治，入門

転位論，裳華房，p.147，(1999)．
(17) 平尾雅彦, “弾性波の非線形相互作用と応力の効果,” 非破壊検査, Vol. 56 (6), pp. 292-296,(2007).
(18) 例えば，Y. Abe, K. Imai, “InterferometricMeasurement of the Third-Order Elastic Constantsin Germanium and Gallium Arsenide”, IEEE 1985
Ultrasonics Symposium, San Francisco, CA, USA,
16-18 October 1985, pp.1109-1112, (1985). など

154

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-9155

海外トラブル分析から学ぶコ ンフィグレーション管理について
Configuration Management Learning from Operation Experience Analysis
田中

秀夫 （Hideo Tanaka）＊1

要約
リスク情報活用の実現に向けた戦略プラン及びアクションプランが国内電力事業者の連名で公表され，パフォーマンスベースのリスク情報を活用した意思決定によるリスクマネジメン
トを支える機能として，コンフィグレーション管理が位置付けられている．このコンフィグレー
ション管理の不備に関し視点を変えて分類することで，海外トラブル情報の中から是正措置を抽出する方法を提案する．少ない情報の中から少しでも気づきを得るための方法論として，トラブ
ルの原因となる，コンフィグレーション管理の３要素の不均衡を１３ケースに分類する．その３
要素を具体的に選定し，視点を変え別の分類を試みることで，是正措置の十分性について評価できる可能性を示す．
キーワード

コンフィグレーション管理，リスク，原因，是正措置

Abstract A strategic and action plan for the realization of risk information utilization have been jointly
released by domestic electric power companies, and configuration management is positioned as a functionthat supports risk informed decision-making using performance-based risk information. This paper proposesa method of extracting corrective measures from overseas trouble information by classifying theinadequacies of configuration management from different viewpoints. As a methodology to gain as muchinsight as possible from the limited information available, we classify the imbalance of the three elementsof configuration management, which are the causes of troubles, into 13 cases. By specifically selecting
these three elements and attempting another classification from a different perspective, we show thepossibility of evaluating the sufficiency of corrective measures.
Keywords

1.

configuration management, risk, cause, corrective actions

はじめにとめられた．
米国においては，CMBG というボランティアな組織(4)コンフィグレーション管理（以下 CM と略す）はが 1993 年から始まり，CM に関する情報交換の場が設ISO9000 の 2015 年版で新たに追加された．しかし，けられている．CMBG の活動のアウトプットとして，

米国(1)では，軍事・航空産業において，全体的な「設NIRMA や米国原子力発電運転協会（INPO）のガイドの計要件」を満たしつつ，部品の互換性を促進するため策定にも貢献している．日本からは原子力安全推進協の製品適合性を目的とした CM が 1992 年に規定されて会（以下 JANSI と略す）等が参加してその情報を電力いる．それが MIL-STD-973 (1992)，であり，後に間で共有している．このスタート時点が奇しくも日本

ANSI/EIA-649-1998 に置き換わっている．一方，米国

においては，高経年化対策の取組がスタートした時点

原子力産業界においては，米国エネルギー省（DOE）と同じである．美浜１号機の高経年化技術評価書（30から原子力発電所における CM プログラムのガイド

年目の評価）を作成するにあたり，現場にある設計図(2),(3)が 1993 年に提示された。1996 年に発生した書のみならず，プラントメーカ（ウェスティングハウ

Millstone 発電所での Spent Fuel Pool Cooling 問題

ス社と三菱重工業）に保管されていた設計図書も引用で規制要件を実装する電力事業者の能力への不信かし作成している．この時点では，関西電力には原子力ら，米国 NRC が設計基準情報の管理および維持につい

保全総合システム(5)はなく，ドキュメント管理について各電力事業者に回答を求めた．この改善も含めてても紐づけが十分ではなく，その作業には，建設を経CM のガイダンスが原子力情報記録管理協会（NIRMA）

験し関係会社に転籍した OB の協力を得つつ，技術評の ANSI/NIRMA CM-1.0-2000(2007 年改訂版)で取りま価に必要な図書の整備にリソースが投入された時期＊１（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

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156であった．米国においては運転ライセンス更新の審・施設がその機能を実行するために必要なライセン査に必要なシステム・機器・構築物（以下SSCと略す）

スの特性とパラメータ (ライセンスベースと呼等の情報が必要であったことも米国内の活動を促進
する原動力になっていたものと考えられる(6)．
日本においては，自主的安全性向上を目指して，
リスク情報を活用した意思決定を実行するマネジメ
ントシステムの導入を図るにあたり，それを支える

ばれる)
・要件はさまざまなソースからもたらされる． NRCの規則，労働安全衛生局，州法，管理方針，デザインの好みなど
・特に新設の場合，契約で指定された所有者の要件機能の一つであるCMの活動を，各社それぞれに展開している．また，JANSIにおいて，プラントの機器構とされている．この所有者（電力事業者）の要件，

成管理に関するCMガイドラインが作成，改訂され，

例えば，サンオノフレ発電所の蒸気発生器取替え後良好な取組み事例等を共有するためにCMに関するワのトラブル問題(8)にあるように，性能向上を電力事ーキングが積極的に開催され，米国CMBG会合に参加業者の要件とした場合がそれに当たる．過度な性能し米国等の活動についても情報が共有されている．

向上を求められたため，従来にない設計を実施した(5)

米国CMBG会合 において，INPOは，2011年からのにも拘らず，実証試験をせずに納品せざるを得ない推移で2016年にCMに関する改善が進んでいるとして状況になり，そのことで疲労損傷を多発させることいたものの，米国NRCの検査報告書に基づく，CM不備となった事例である．これは「客先要件（設計要件）」に 対 す る 注 意 喚 起 文 書 “ Information Noticeを反映した「物理的構成」に疲労損傷を起こさせな

2019-03; Inadequate Implementation of Clearance

いという「設計要件」が反映されなかった CM 不備のProcesses

Control事例である．「設計要件」が設計基準情報*1 のみでIssues”(7) が2019年に発行されている．さらに，はないことに注意が必要である．
（＊１：設置許可・Information Notice 2019-01において，一時的な設

工認・保安規定とその技術的根拠書）

計変更についても指摘されており，これもCM不備とここで，「設計要件」を保守管理でよく使われる言考えられる事象である．それを受けて，2019年度の葉に変えて考えると，規制要件，T-Spec.，安全設計，

米国CMBG会合において，INPOは微かな兆候を見逃す

基本設計，詳細設計，製造設計，施工設計等が考えべきではないとして，技術管理者に対し，意思決定られる．さらに，定期検査時の工程と場所の設定にに関するリスクの適切な特定と管理を確実に実行す

当たっての調整である工程設計も考えられる．例えるため，また，設計変更や機器の劣化評価の想定がば，火災防護の観点では，定期検査時の可燃物保管

正しいことを確認するため，課題に向き合うべきで場所の設定が課題になるからである．このように，あると警笛を鳴らしている．

「設計要件」を設計基準情報のみとはせず，広くとResultsin

Configuration

らえることで，保安活動のどの設計段階の要求事項

2. CM不備とは何かであるかという視点を持って，下流側の「施設構成情報」や「物理的構成」との不均衡を検討すること

CM は，原子力発電所の系統・機器・構築物（以下が大切である．

SSC と略す）が設計で要求したとおりに製作・設置

次に，「施設構成情報」については品質管理システ

され，運転・維持されていることを常に確認，保証ム（以下 QMS と略す）で文書化が義務付けられていする仕組みであり，事業者がプラントを運転・維持る情報に含まれているので改めて考え直す必要はな

管理していくために必須の管理プログラムである．

い．なお，トラブル対応等でメーカや協力会社から

具体的には，各 SSC について以下の３つの要素がきの技術図書が必要となる場面があれば，それを「施ちんと整合していることを維持し，管理していく必

設構成情報」に加える必要があるが，必ずしも電力要がある．その３要素について米国 CMBG での議論に事業者で全てを保管しておく必要はないと言われて基づいて具体的に何であるかを考えてみる．

いる．

まず，「設計要件」の捉え方である．米国 CMBG で最後に，「物理的構成」については，“実際にそこは，設計要件ではなく，要件として，最終設計に反にある設備・機器”として示されることが多い．し

映されるライセンスプロセスまたは契約から派生しかし，設計基準情報には，シビアアクシデント（以た技術要件であると定義している．具体的には，

下ＳＡと略す）対応要員の員数だけでなく，資格やINSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-9

157

所在地までも規定されている．例えば，これも「設体差が大きく出ないようにする必要がある．そのた計要件」である．そのように考えると，ＳＡ対応当め，分析時の着眼点を次に検討する．

番者を「物理的構成」と考えることで，持ち場を離れた行為は，「物理的構成」が「設計要件」と不均衡

3.

CM不備の分類となっていることに気付く．また，対象範囲をもう少し拡大すると，重機取扱いの能力についての資格CM不備によるトラブルは，３要素の不均衡である

も「設計要件」となり得る．万一，ＳＡ対応の審査

ので，新しい「設計要件」が追加されるのを除けば，の中で示した技能を持つ人材が所定の時間内に発電

原理的には，１２通りが考えられる．１要素が他の所で作業が着手できないとすれば，それも「設計要１要素に反映されなかったケース（６通り）＋１要件」が「物理的構成」に反映されていない場合とな素が他の２要素に反映されなかったケース（３通り）

り得る．

＋２要素が他の１要素に反映されなかったケース「物理的構成」の SSC が経年劣化で機能が低下す（３通り）の合計１２通りに分類できる．また，新る事象を CM 不備に含めたのと同じように，技能が求しい「設計要件」が追加されて「施設構成情報」まめられる要員が「物理的構成」要素となっている場

たは「物理的構成」と齟齬が生じるケースを追加す

合は，技能の維持，技術継承もプラント運転の重要ると，１３パターンに分類できる．

なポイントである．運転管理における運転員の技能①「物理的構成」が「施設構成情報」に反映されなが適切でなければプラントは運転できないが，その他の管理においても，技能を求められる．最近の動(9)向として，IAEA の SALTO ピアレビュー では，領域
A において Configuration/modification managementand design basis documentation があり，また，領域 F:Human resources, competence and knowledge
management for LTO の確認ポイントとして，“Doesthe plant have a process to ensure competent humanresources for LTO including external support?”がある．技能を含むとする「物理的構成」が非物理的な知識まで拡大する状況があるので，注意が必要である．安全性を向上させていくためには，要求される機能に係る技能レベルを引き上げる必要がある
ことは疑いの余地はない．その技能レベルはその環
境によっても左右される．この「物理的構成」の範
囲も状況によって異なり，国内においては，福島第一発電所事故前後で大きく変わった．規制基準の大幅変更やバックフィット制度導入により，福島第一発電所事故後に追加された SSC は勿論のこと，既設の SSC でも追加された機能が適切に「施設構成情報」に反映され，保安活動がなされるようにしなければならないし，追加された要求技能が維持されるよう教育・訓練がなされた要員の確保が重要となる．
以上のように，３要素の不均衡が CM 不備であるとしても，要素の捉え方や要素間の不均衡の考え方にかった事例②「施設構成情報」が「物理的構成」に反映されなかった事例③「設計要件」が「物理的構成」に反映されなかった事例④「設計要件」が「施設構成情報」に反映されなかった事例⑤「物理的構成」が「設計要件」に反映されなかった事例⑥「施設構成情報」が「設計要件」に反映されなかった事例⑦「設計要件」が「物理的構成」と「施設構成情報」に反映されなかった事例⑧「施設構成情報」が「物理的構成」と「設計要件」に反映されなかった事例⑨「物理的構成」が「施設構成情報」と「設計要件」に反映されなかった事例⑩「設計要件」と「施設構成情報」が「物理的構成」に反映されなかった事例⑪「設計要件」と「物理的構成」が「施設構成情報」に反映されなかった事例⑫「施設構成情報」と「物理的構成」が「設計要件」に反映されなかった事例⑬新しい「設計要件」が追加され，適切に変更されなかった事例

違いがあれば，CM 不備のトラブルを抽出するのに分析者の個体差が出てくるものと考えられる．微かな

ここで，CMの改善に注力を注いでいる米国で公開

兆候を海外トラブル分析から抽出するためには，個されているトラブル情報である，米国NRCから公表さINSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-9

表１
正LER 事例の CM 分類結果
誤
物理的構成

施設構成情報
①11 件
⑪3 件
⑨9 件

物理的構成
施設構成情報
設計要件

②9 件
⑧1 件
③6 件

158

設計要件
⑤4 件
⑫2 件
⑥1 件

⑩5 件

⑧1 件
⑪3 件

④4 件
⑦28 件

新しい設計要件⑬1 件

れているLicense Event Reportを用いてCM不備の分

現場施工・運用段階に分けて，設計要件と施設構成類を試みた．分析したデータは，2020年1月1日から

管理情報の一部を整理した．図中の視点(1)からでは，

2022年8月1日までに発生した314件を対象に分析し安全設計を「設計要件」とした場合，製造設計の図た．限られた情報から，設計要件・施設構成情報・面類は「施設構成情報」と整理でき，視点(2)からで物理的構成を特定し，CM不備と抽出できたのは，84

は，製造設計を「設計要件」とした場合は，作業設件であり，全体の27%であった．その結果を，表１に計の作業要領書は「施設構成情報」と整理できる．

示す．全ての分類に対し当てはまる事例はあり，分何を上流（要件）と考え，反映されるべき下流（情類分布から，「設計要件」が「物理的構成」と「施報）がどれかで，表１の分類のどこに当てはまるの

設構成情報」に反映されなかった事例：分類⑦が断かが変わる．

然多く，「物理的構成」と「施設構成情報」との不整

また，正しく構成された要素が他の要素に正しく合：分類①と分類②を合わせると過半数を超えてい反映されていないという不均衡を上流から（トップる．

ダウン）と下流から（ボトムアップ）そして，中間

このCM３要素の不均衡な状態について，上流を「設領域から上下方向（ミドルアップアンドダウン）へ

計要件」，その下流を「施設構成情報」とし，「物理と視点を向けた３ケースに１３分類を整理した．

的構成」を含めた１３分類を今一度解説する．
［トップダウン］

図１に，設計要件と施設構成情報との関連を図示し，視点の捉え方を示す．発電所を運営する上での活動

分類④「設計要件」が「施設構成情報」に反映さを単純化して，規制審査段階，各種設計段階およびれなかった事例；安全設計に基づく「設計要件」が規制審査段階
設
計
要
件
施
設
構
成
情
報

各種設計段階

現場施工・運用段階

視点(1)

規制要件

安全設計

地域協定

基本設計

施工設計
製造設計

視点(2)

詳細設計

工程設計
作業設計

等

設計基準情報各種設計情報等

作業要領書

 設置許可申請書とその根拠
 工事認可申請書とその根拠
 保安規定とその根拠

 安全設計図書
 基本・詳細設計図書
等 製造図面 ロジック図面 等

社内規則図書図１

設計要件と施設構成情報との関連

手順書

等

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上流だとすれば，それが反映されていない「施設構

159

る．

成情報」とは，基本設計・詳細設計・製造設計・施工設計（定検時の分解点検手入れも含む），それに基［ボトムアップ］

づく作業要領書・手順書，社内ルール等がある．施

分類①「物理的構成」が「施設構成情報」に反映

工設計を「設計要件」とすれば作業要領書が「施設されなかった事例；QMSが行き届いたSSCでは，「施設構成情報」となる．定められた「設計要件」が「物構成情報」に反映されていないSSCが存在することは理的構成」に影響を与えないか，もしくは既に反映

まずないと考えられる．しかし，建設時にしか使用されている場合で，「施設構成情報」に反映されていされないテストライン（配管・弁）が「施設構成情ない場合がこのケースになる．

報」から抜け落ちているケースがある．ステンレス

分類②「施設構成情報」が「物理的構成」に反映

鋼配管の塩化物による応力腐食割れの水平展開時にされなかった事例；「施設構成情報」に整合した「物テストラインに亀裂が発見された(10)．漏えい前に発理的構成」にすることがQMSで求められているが，多見されたからよかったものの，その「施設構成情報」

く見られる事例としては，手順書にない操作をしたが抜けていれば，確認対象から外されて，貫通亀裂場合がそれに当たる．

まで放置されていた可能性があった．海外ではテス

分類③「設計要件」が「物理的構成」に反映されトラインからの漏洩の報告はある．そのSSCに対するなかった事例；「設計要件」が「施設構成情報」に反保全計画がないということは管理されていないとい映できていても，「物理的構成」までは反映できていうことである．美浜３号の蒸気配管破断事故(11)も検ない場合である．例えば，締結ボルトのトルク管理

査リストから抜け落ちていたことが原因で発生したにおいて，製造メーカが推奨するトルク値が規定さ事象であることは忘れてはならない．ここで分かるれていて，それが作業手順書に明記されていたとしことは，すべてが正しく反映されているハズというても，座面に異物が噛みこむなど，適切に嵌め込ん

思い込みを捨て，常に抜け落ちがないのかを意識しで締め付けなかったことで，使用期間中にボルトがていることが大切である．

緩み，締結機能が満足しなくなったケースがこれに当たる．

分類⑥「施設構成情報」が「設計要件」に反映されなかった事例；個々のSSCの機能低下がシステム全
体の機能低下に影響を与えた場合，「設計要件」を満［トップダウン複合影響］

足させるSSCの安全裕度に変化が生じた「施設構成情分類⑦「設計要件」が「物理的構成」と「施設構報」が適切に「設計要件」に反映されない場合であ成情報」に反映されなかった事例；「設計要件」が「施る．美浜３号のEDG事例(12)のように，関連したロジッ

設構成情報」に反映されず，さらに「物理的構成」

ク図を確認していなかった，つまり，「施設構成情報」にも反映されていない場合である．安全上重要な機であるロジック図が取替えた部品の設計に反映され器が設置されている火災区画において，消防法の設ていないことで，想定外の事象を引き起こした事例

置条件を満足していない煙感知器が検査で指摘されである．水平展開に関して，規制庁へのJANSIの回答るケースがこれに当たる．

では設計検証システムが適切であれば問題ないとし

分類⑩「設計要件」と「施設構成情報」が「物理ている．

的構成」に反映されなかった事例；一つのトラブル

分類⑤「物理的構成」が「設計要件」に反映されの中に一つの原因だけではなく複合要因がある場合なかった事例；事例としては，BWRの燃料構造変更には，それは区別する必要があることになる．つまり，伴い，周辺の流況を考慮して，安全解析に影響が出

そのトラブル事象には，「設計要件」に変更した点とないかを確認させたケース(13)があった．

変更しなかった点があり，変更した点については，「施設構成情報」に適切に反映がなされたものの，［ボトムアップ複合影響］「物理的構成」までは反映されず，また，それとは

分類⑨「物理的構成」が「施設構成情報」と「設別の「設計要件」は変更されなかったものの，「施設計要件」に反映されなかった事例；「物理的構成」で構成情報」に変更が生じていて，それが「物理的構あるSSCが周辺環境変化で劣化が加速された場合，そ成」に反映されていなかった場合がこのケースになれを予測していなかった「施設構成情報」へも影響

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するし，それを基にした「設計要件」にも影響する．
分類⑫「施設構成情報」と「物理的構成」が「設160ていなかったことによるトラブルが発生した場合である．

計要件」に反映されなかった事例；施設管理として，「物理的構成」と「施設構成情報」については連携［その他］が図られていたとしても，その状況変化を安全設計

分類⑬新しい「設計要件」が追加され，適切に変更に影響を与えていた場合に相当する．ＳＧ伝熱管のされなかった事例（「設計要件」と「物理的構成」

劣化で施栓本数が増えた場合に，伝熱性能が低下しAND/OR「施設構成情報」に齟齬が生じた事例）；バッ

安全設計に影響がないかどうかを確認していないケ

クフィット案件を含めた規制当局の要望は勿論のこースが考えられる．

と，新たな知見が「施設構成情報」や「物理的構成」と齟齬を生じた場合がこのケースになる．

［ミドルアップアンドダウン］
分類⑪「設計要件」と「物理的構成」が「施設構成

ここで，同じ事象を上流からの視点と下流側からの情報」に反映されなかった事例；「設計要件」と「物視点で分析すると対策が変わることを示す．事例と理的構成」を変更させた内容を関連する「施設構成

して，大飯３号機の原子炉容器上蓋の貫通部での損情報」に反映する際に，一部の「施設構成情報」（手傷事例(14)で考えてみる．

順書など）への反映がなされていない場合である．

この事象は，溶接表面にバフ研磨が施工されていな

分類⑧「施設構成情報」が「物理的構成」と「設計かった部分から応力腐食割れ（以下SCCと略す）が発要件」に反映されなかった事例；機器設計の変更に生し，亀裂が貫通した事例である．建設時の購入仕伴い，それに影響を受ける「物理的構成」に反映さ様書（電力事業者要件）ではバフ研磨を指定していれておらず，上位の「設計要件」への影響を確認しなかったものの，溶接部の仕上げについて，バフ研

図２

原子炉容器上部ふた制御棒駆動装置取付管台からの漏洩事例の視点

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-9

161

磨をするように製造図面では指定され，どの箇所をのの，概要・状況・原因・対策で構成されているので，どの作業員が実施したかも製造メーカに記録として少ない情報からでも視点を変えることによって，対策残されていた．何本もの筒状の管台を溶接する作業が異なることを確認できる（気づく）のではないかと

環境は構造上狭隘であり，丸みのある鏡板の貫通部

考え，それを以下の事例で確認する．

であるため狭くなる箇所はさらに作業環境が悪いにもかかわらず，全て適切に施工された．しかし，管

4.1

グランドガルフ発電所の事例の反対側の比較的施工しやすい側の一部にSCC発生

一つ目は，デジタルタービン制御系更新後の初回を防止する程度のバフ研磨がなされずに残され，そ

出力上昇時，65%出力で弁試験中に，制御系更新時のの箇所で亀裂が発生したものである．この事例は，不十分な設計変更による空間ギャップの設計不良で製造メーカ内で考えると，「施設構成情報」である製

速度プローブの3本中2本がタービン軸と接触して過造図面にバフ研磨が指定され，施工記録が残されて

速度トリップを出力して，主タービントリップによいたものの，「物理的構成」としての溶接部表面にバり原子炉自動スクラムした事例(15)を取り上げる．

フ研磨が反映されなかった視点(1)と考えれば，「施原因は，タービン制御ベンダー技術者が，運転中

設構成情報」が「物理的構成」に反映されなかったのタービン軸の動きに関する重要な仮定を文書化ま

事例：分類②と識別できる．一方，電力事業者は，たは検証せずに，新しいタービン回転数監視検出器

当該部（Ni基合金）のSCC防止策として，当該プランと車軸との空間ギャップ設計を確立したことである．

トは使用期間が短いことそしてバフ研磨がされてい是正措置として３項目が実施されている．ⓐメー

ることから，上蓋下部流域の温度低減策を選択し炉カの仕様書の技術的な厳格さと作業リスクを改訂し，

内バイパス流量を変更する改造工事を実施していた．

発生リスクの高い設計変更のリスクパラメータ(設その際の作成された図書（健全性評価書・工事仕様

定値，設定，寸法)を一覧表示する詳細なテーブルの書等）が「施設構成情報」であり，それは「客先要作成を要求する．ⓑ動的および静的挙動を考慮した件(設計要件)」である60年間亀裂が発生しないこと

タービン回転数検出器とタービン車軸との空間ギャを満足できるものであった．しかし，「施設構成情報」

ップを35ミルから50ミルに変更する．なお，元の機の一つである施工記録に基づくバフ研磨が健全性評

器の空間ギャップ設定は47ミル．ⓒ同様の事象を繰価で期待したSCC防止となる程度にはかけられてい返さないために，手順書｢技術的業務のリスクと厳しなかった「物理的構成」の状態が継続していたことさ｣が改訂され，発電リスクの高い技術的変更のためから亀裂が発生した視点(2)と考えれば，60年間亀裂に改訂される発電リスクパラメータ(設定値，設定，が発生しないことととした「設計要件」と「施設構寸法)の詳細な表を作成することを要求する．この表成情報」が「物理的構成」に反映されなかった事例：には，旧パラメータ，新パラメータ，許容範囲の根

分類⑩と識別できる．是正措置として，原因を分類

拠が記載され，独立第三者審査や提案検討会などに②とすると，対策は，図面通りに施工されているこ提示する．

とを製造過程で確認する行為を追加することが考えこの事例では，３要素を以下のように設定すると，られる．一方，原因を分類⑩とすると，対策は，図元の空間ギャップ設計の設定根拠を新しい空間ギャ

面通りに施工されていることを確認すること以外にップ設計に反映していないことにより発生したもの

上蓋の購入仕様書にSCC防止策として適切にバフ研と考えられ，⑥「施設構成情報」が「設計要件」に磨をすることを追記することが考えられる．図２に反映されなかった事例と分類できる．これは，詳細示すように，視点によって原因の分類が異なり，対設計を「設計要件」とした視点(1)である．

策にも変化が出てくる可能性があることが判る．そ 「設計要件」：新しい設計に際して「運転中ののため，分類する際に視点を変えることも大切であ

タービン軸の動きに関する重要な仮定」に基づる．

く空間ギャップ設計
 「施設構成情報」：速度プローブとタービン軸

4.

異なる視点からの分類の空間ギャップ「元の機器の空間ギャップ設定である47ミル」の設定根拠情報

海外OE情報は国内の顛末書のような情報量はないも

 「物理的構成」：速度プローブとタービン軸のINSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-9

空間ギャップ（47ミル）

162

瞬間的なものであったが，交換したカーチスライト（注）施設構成情報から見た視点で設計要件を検討

社製D87タイマのピックアップ時間は，入力と出力のする時点の物理的構成とした

間に約15ミリ秒の遅延があり，設計上の余裕がなった。そのため，BOとSIの同時信号から，またはSI信

別の視点では，３要素を以下のように設定すると，号のみからのリセット時にBOロジックが誤って作動

接触しないような空間ギャップを設計図書（メーカ

してしまうことがあることが判明したものである．

仕様書含む）に反映していないことにより発生した是正措置として２項目が提示されている．ⓐ設計

ものと考えられ，⑦「設計要件」が「物理的構成」

上の脆弱性を解決するために設計変更書が作成され，と「施設構成情報」に反映されなかった事例と分類

リセットリレーの接点をBO回路に追加することで，できる．これは基本設計を「設計要件」とした視点

設計上の余裕を解消し，ピックアップ時間に依存し(2)である．

ないように，停止期間中に2Aと2B DGの負荷シーケン

 「設計要件」：速度プローブがタービン軸と接触サに実装する．ⓑ1号機の1Aと1BのDG負荷シーケンサ

しないこと（リスク） 「施設構成情報」：メーカの仕様書「空間ギャッ
プ35ミル」
 「物理的構成」：速度プローブとタービン軸の空間ギャップ（35ミル）に別の設計変更を実施する予定であるが，それが実施されるまでの間，1Aと1BのDG負荷シーケンサに対して代償措置を実施する．この代償措置は，負荷シーケンサリセット押ボタンを押す代わりに，負荷シーケンサ制御電源ブレーカを開閉するものである．
この事例では，３要素を以下のように設定すると，是正措置で示された３点のうち，ⓑは視点(1)に示同等の設計変更に基づいて交換されたにもかかわらす当該事象の直接的な対策であり，空間ギャップ設

ず，発生したものと考えられ，⑨「物理的構成」が計を「設計要件」とした視点である．一方，ⓒは視「施設構成情報」と「設計要件」に反映されなかっ点(2)に示すリスクを特定し管理するという基本設た事例と分類できる．これは，「物理的構成」とし計を「設計要件」とした視点である．ⓐがそれらをて採用されるSSCが限定された場合に設計まで遡っ合わせた内容を客先要件としたものである．視点をて影響を確認する必要がある視点(1)である．

変えて対策を検討されていることが伺われる事例で

 「設計要件」：設計の脆弱性「設計上の余裕を解ある．

消し，ピックアップ時間に依存」を排除
 「施設構成情報」：設計上の脆弱性を解決するた

4.2

マクガイヤー発電所の事例

めに設計変更書を作成，ピックアップ時間に依存しないようにリセットリレーEBの接点をBO回路

もう一つは，燃料取替停止中，安全系4.16kV母線に追加(2ETB)が外部電源で通電された状態で，Bトレンの安 「物理的構成」： BOロジックの誤作動を誘発さ全機能作動系試験において，2Bディーゼル発電機

せたカーチスライト社のD87タイマ（入出力間の（DG）は安全注入信号(SI)により起動していたが，15ミリ秒遅延でピックアップ時間が長く設計上2ETBには併入していない状態で，2B DG負荷シーケンの余裕がなくなった）

サのリセット中に，ブラックアウト(BO)ロジックが誤って作動した事例(16)を取り上げる．
原因は，DG負荷シーケンサのBO回路に潜在する設図３に視点(1)と合わせ，もう一つの視点(2)を加えて示す．

計上のミスであり，設計上の余裕のない脆弱性であ視点(2)では，３要素を以下のように設定すると，る．寄与要因は，事象発生の前年の燃料取替停止期

設計上の余裕がなく，BOロジックが誤って作動した

間中に，D87タイマを同等性の設計変更に基づいて交ものと考えられ，⑦「設計要件」が「物理的構成」

換したことである．元の部品はカトラーハンマー社と「施設構成情報」に反映されなかった事例と分類

製D87タイマで，交換部品はカーチスライト社製D87

できる．

タイマである．カトラーハンマー社製D87タイマのピ 「設計要件」：BOとSIの同時信号から，またはSI

ックアップ時間は，入力と出力の間に遅延がなく，信号からのリセット時にBOロジックを誤って作INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-9163

視点(1)「設計要件」
設計の脆弱性“ピックアップ
時間に依存”を排除

視点(2)「設計要件」
リセット時にBOロジックを誤って作動させないこと

基本設計

基本設計
視点(2)

視点(2)「施設構成情報」
同等の設計変更と判断した根拠情報

視点(1)「施設構成情報」
ピックアップ時間に依存しない
ようリセットリレーEBの接点を視点(1)BO回路に追加

詳細設計図書

物理的構成
取替後のカーチスライト社のD87タイマの捉え方として、⑦「設計要件」が「物理的構成」と「施設構成情報」に反映されなかった事例

視点(1)ではBOロジックを誤作動させた部品⑨「物理的構成」が「施設構成情報」と「設計要件」に
視点(2)では取替前と異なる点があるが使用できる
反映されなかった事例
入出力間の15ミリ秒遅延でピックアップ
時間が長く設計上の余裕がなくなった

図３

設計上のミスによるブラックアウトロジックの誤作動事例

動させないこと十分なのかという点を評価できる可能性が生まれる．

 「施設構成情報」：同等性の設計変更と判断した

少ない情報の中から少しでも気づきを得るためには，

根拠情報（ピックアップ時間の影響を未評価）

このような視点で海外トラブルの原因分析と是正措

 「物理的構成」：BOロジックの誤作動を誘発させ置を評価し，国内の活動に反映できないかを検討すたカーチスライト社のD87タイマ（ピックアップ

ることは有意義であると考えられる．

時間に依存しないようリセットリレーの接点をBO回路に追加未）6.

まとめ

是正措置では，最初の視点(1)のように，同等性をCMの３要素である「設計要件」の視点を変えるこ確認した交換部品を継続使用するため，恒久対策ととで，３要素の不均衡のあり様が異なり，それによして，ピックアップ時間に依存しないようにリセッ

り海外トラブル情報に記述された是正措置以外にもトリレーの接点をBO回路に追加することを決め，恒対応を浮かび上がらせることも可能であることを示

久対策が完了するまでの間の代替措置として，運用した．少ない情報から気づきを得るための一つの方を変更するとしている．もう一つの視点(2)では，同法として，トラブル分析に際しては，13パターンの等性の設計変更の仕組みの中で，交換部品の入力とCM不備の分類を意識して，視点を変えることにも配出力の間に約15ミリ秒の遅延が存在し，それがBOロ

慮することが望ましい．

ジックに影響を与えることが見逃され，トラブルが発生したことに鑑みて，「同等の設計変更の仕組みの見直し」が対策とされることも考えられる．この引用文献

ことは，タイマという部品の取替に際しての注意点
として入出力に時間差が出る可能性があることに対(1) Jon Sears, “Configuration Management

する確認が必要であることを示唆した事例であり，

Fundamentals”, 29th Annual CMBG conference

設計検証システムの中の注意点とすることも考えら(2022),

れる．

https://www.cmbg.org/conferences/2022.aspx

以上のように，CMの不備について，具体的な３要(2) U.S. Department of Energy, “DOE STANDARD,

素を選定し，視点を変えられるものについては，別Guide for Operational Configurationの分類を試みることで，同じ事象でも，是正措置がManagement Program, Including the AdjunctINSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-9

164

Programs of Design Reconstitution andLicensee Event Report 2021-001-00, Clinton

Material Condition and Aging Management,

Power Station, Unit 1

Part Ⅰ”, DOE–STD–1073–93–Pt.1, (1993)(3) U.S. Department of Energy, “DOE STANDARD,(14) ニューシア，“大飯３号原子炉容器上部ふた制
御棒駆動装置取付管台からの漏洩について”，

Guide for Operational Configuration

https://gkjanti.gengikyo.jp/nuciamem/kn/Kn

Management Program, Including the AdjunctTroubleView.do?troubleId=2390

Programs of Design Reconstitution and(15) Entergy Operation, Inc., “Reactor Scram DueMaterial Condition and Aging Management,

to Main Turbine Trip”, Licensee Event Report

Part Ⅱ”, DOE–STD–1073–93–Pt.2, (1993)

2020-002-02, Grand Gulf Nuclear Station,(4) CMBG,
https://www.cmbg.org/papers-publications.aspx(5) 関西電力，“原子力保全総合システムの再構築”，

Unit 1(16) Duke Energy, “Valid actuations of the 2B
Emergency AC Electrical Power System and B
Train Auxiliary Feedwater System”, Licensee

https://www.kepco.co.jp/corporate/pr/2016/

Event Report 2021-01, McGuire Nuclear

pdf/0524_1j_01.pdf

Station, Unit 2(6) Kent R. Freeland, P.E., “Configuration
Management Operating Experience”, 28th
Annual CMBG conference (2021),
https://www.cmbg.org/conferences/2021.aspx(7) NRC, Information Notice 2019-03“Inadequate
Implementation of Clearance Processes
Results in Configuration Control Issues”(8) 田中秀夫，“長期運転に関する知識伝承について”，INSS JOURNAL, Vol.25 (2018) 解説(9) IAEA, “SALTO WORKING NOTE OUTLINES, 2020 Apr
21”,
https://www.iaea.org/sites/default/files/2
0/04/salto-wno_2020_draft_20200421.pdf(10) ニューシア，“伊方１号安全注入系統テストラ
イン配管のひびについて”，
http://www.nucia.jp/nucia/kn/KnTroubleView.do?troubleId=268(11) ニューシア，“美浜３号二次系配管破損事故について”，
http://www.nucia.jp/nucia/kn/KnTroubleView.do?troubleId=2490(12) ニューシア，“美浜３号Ａ非常用ディーゼル発
電機定期試験中における自動停止による運転上の制限の逸脱について”，
http://www.nucia.jp/nucia/kn/KnTroubleView.do?troubleId=13374(13) Exelon Generation, “Core Monitoring System
Software Modeling Error Results in Condition
Prohibited by Technical Specifications”,

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-101652022 年度 関西電力美浜発電所防災訓練シナリオに基づく解析
Analysis based on Mihama emergency exercise scenario of Kansai Electric Power Co., Inc. 2022
川崎郁夫 （Ikuo Kawasaki）＊1

高木俊弥 （Toshiya Takaki）＊1

卓己（Takumi Kitao）＊2

武部創（Hajime Takebe）＊3

北尾

要約 2022 年度に実施された関西電力美浜発電所防災訓練シナリオに基づく解析を実施した．事
象発生とその後の工学的安全設備の多重故障，アクシデントマネジメント（AM）等を想定した解析を実施し，得られた結果から特定事象発生時刻やプラント応答，AM の評価を実施した．今回のAM のうち，恒設代替低圧注水ポンプによる代替炉心注水では，炉心への注水時間を延ばすため，
恒設代替低圧注水ポンプの流量を定格流量の 120m3/h から 40m3/h に流量調整を実施した．注水流
量 120m3/h と 40m3/h の 2 ケースの解析結果の比較により，流量調整を行うことで炉心への注水時
間を約 11 時間延ばすことができ，炉心損傷までに約 11 時間の時間的余裕を得ることができた．
この結果から，恒設代替低圧注水ポンプの流量調整による代替炉心注水が有効な AM であることが確認できた．
キーワード

防災訓練，アクシデントマネジメント，シナリオ解析，MAAP

Abstract An analysis was performed based on the Mihama emergency exercise scenario conducted in 2022
by Kansai Electric Power Co., Inc. The analysis assumed event occurrence and subsequent multiple failuresof engineering safety equipment, accident management (AM) , etc., and from the obtained results, the specific
event occurrence time, plant response, and AM were evaluated. Among the current AM, the alternative corewater injection using a permanent alternative low-pressure water injection pump was adjusted from the rated
flow rate of 120m3/h to 40m3/h in order to extend the time for water injection into the core. Comparing theanalysis results for the two rates of 120m3/h and 40m3/h showed that it was possible to extend the water
injection time to the core by about 11 hours, and there was a time margin of about 11 hours before the core
was damaged. From this result, it was confirmed that alternative core water injection by adjusting the flowrate of the alternative low-pressure water injection pump is an effective AM.
Keywords
Program)emergency exercise，accident management， scenario analysis， MAAP (Modular Accident Analysis

1. はじめに

出力一定運転中のところ，福井県嶺南地方を震源とした地震の発生により原子炉が緊急停止し，設備の故障が重なり，

原子力安全の基本的な目的は，放射性物質に起因する危険性を顕在化させない，すなわち放射線による有害な影響

施設敷地緊急事態，全面緊急事態に至る訓練想定としている．

から人と環境を守ることにあり，その目的は5層からなる深層防護の考え方により達成される(1)．その第5層にあた

2. 訓練シナリオの概要

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．
訓練は万が一の原子力発電所の事故を想定したもので今回の訓練想定を踏まえた美浜 3 号機訓練シナリオの概要を表 1 に示す．

あり，あえて設計基準対象施設及び重大事故等対処設備等

起因事象は地震による外部電源喪失，実施したアクシデ

が故障等により機能せず，施設敷地緊急事態，全面緊急事

ントマネジメント（以下，AM という）は A 余熱除去ポン態に至る事象が発生することを想定して行うこととして

プによる炉心注水および恒設代替低圧注水ポンプによるいる．今回の美浜発電所防災訓練では，美浜 3 号機定格熱代替炉心注水である．

＊１（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊２（株）原子力エンジニアリング＊３ 関西電力（株）

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-10

166

表 1 美浜 3 号機訓練シナリオの概要

RHRP：余熱除去ポンプ

主要事象

RWST

：燃料取替用水タンク

原災法：原子力災害対策特別措置法

CV

：格納容器

地震発生（震度 6 弱）
原子炉自動停止
外部電源喪失A,B-非常用 DG 自動起動成功

美浜発電所 3 号機定格熱出力一定運転中のところ地震

A,B-CH/SIP 起動

により原子炉自動停止する．外部電源喪失後，A,B 非常用

A-M/DAFWP 起動失敗

ディーゼル発電機が自動起動する．A,B 充てん/高圧注入

B-M/DAFWP 起動

ポンプは起動に成功するが，A 電動補助給水ポンプは起動

T/DAFWP 起動に失敗する．また，一次冷却材漏えいの兆候（0.1m3/h 程

一次冷却材小漏えい発生（0.1m3/h 程度）度）が確認される．

A-CH/SIP 手動停止
（充てん抽出は B-CH/SIP で継続中）
T/DAFWP 故障停止⇒警戒事象
B-非常用 DG 故障
B-M/DAFWP 故障停止
B-CH/SIP 故障停止
A-CH/SIP 手動起動
一次冷却材漏えい口径拡大（5 インチ相当）
SI 信号発信ECCS 作動（A トレンのみ）
A-CH/SIP 故障停止
C-CH/SIP 手動起動
A-RHRP 起動
RWST への水補給開始
C-CH/SIP 故障停止
⇒施設敷地緊急事態事象（原災法第 10 条）
RWST 水位低到達後、A-RHRP 再循環切替実施
RWST への水補給停止
A-RHRP 故障停止
⇒全面緊急事態事象（原災法第 15 条）
恒設代替低圧注水ポンプによる代替炉心注水開始
RWST 水位異常低による恒設代替低圧注水ポンプ停止（代替炉心注水停止）
炉心損傷
CV 最高使用圧力の 2 倍到達

CH/SIPは B 充てん/高圧注入ポンプで継続中）．
タービン動補助給水ポンプの故障停止により警戒事象となる．
B 非常用ディーゼル発電機が故障停止し，B 電動補助給水ポンプ，B 充てん/高圧注入ポンプが故障停止する．そのため，A 充てん/高圧注入ポンプを手動起動する．
1 次冷却材漏えい口径が拡大（5 インチ相当）し，安全
注入信号発信により A トレンのみ非常用炉心冷却装置が作動する．A 余熱除去ポンプは起動するが，運転中の A 充
てん/高圧注入ポンプが故障停止し，C 充てん/高圧注入ポ
ンプを手動起動して炉心注水を開始する．
燃料取替用水タンクへの水補給を開始する．
C 充てん/高圧注入ポンプの故障停止により施設敷地緊
急事態事象（原災法第 10 条）となる．
燃料取替用水タンク水位低になったら，A 余熱除去ポン
プの再循環切替（水源：燃料取替用水タンク→格納容器再循環サンプ）を開始する．
燃料取替用水タンクの補給ラインの手動弁の弁体が脱落し，タンクへの水補給を停止する．
A 余熱除去ポンプの故障停止により全面緊急事態事象（原災法第 15 条）となる.
恒設代替低圧注水ポンプによる代替炉心注水を開始す
る．
燃料取替用水タンク水位異常低になり，恒設代替低圧注

原子炉容器破損

略語 DG

A 充てん/高圧注入ポンプを手動停止する（充てん抽出：ディーゼル発電機：充てん/高圧注入ポンプ

M/DAFWP：電動補助給水ポンプ
T/DAFWP ：タービン動補助給水ポンプ
SI

：安全注入

ECCS

：非常用炉心冷却装置

水ポンプが停止し，代替炉心注水が停止する．
それにより，
原子炉容器水位が低下し，その後炉心損傷に至る．
また，原子炉容器破損後，格納容器の圧力が上昇し，格納容器最高使用圧力の 2 倍に到達する．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-10

3. 訓練シナリオの解析結果

167

RWST への水補給開始（25m3/h）

2:25

2:25

2:30

2:30

4:02

4:02

今回の訓練シナリオにおいて，AM で採用した恒設代替C-CH/SIP 故障停止

低圧注水ポンプによる代替炉心注水は，通常操作では定格

RWST 水位低到達

流量 120m3/h で実施するが，炉心への注水時間を延ばすた

A-RHRP 再循環切替開始

め，
定格流量 120m3/h から 40m3/h に調整（減少率：2m3/min）

A-RHRP 再循環切替完了

4:10

4:10

することとした。

RWST への水補給停止

18:45

18:45

A-RHRP 故障停止

19:30

19:30

19:35

19:35

－

20:40

－

21:20

26:45

38:18

シビアアクシデント解析コード MAAP4(2)を用いた訓練
シナリオ解析では，ケース 1 として定格流量 120m3/h で代替炉心注水した場合，ケース 2 として流量を 40m3/h に調整して代替炉心注水した場合の解析を実施した．ケース 1

恒設代替低圧注水ポンプによる代替炉心注水開始（120m3/h）
恒設代替低圧注水ポンプの流とケース 2 の解析結果の比較は表 2 の通りであり，以下

量調整開始

解析結果の概要を説明する．

（流量：120m3/h→40m3/h、減少

表 2 ケース 1 とケース 2 の解析結果の比較
主要事象
定格熱出力一定運転中

発生時刻

率：2m3/min）
恒設代替低圧注水ポンプの流
量調整終了

ケース 1

ケース 2

－

－

RWST 水位異常低による代替
炉心注水停止地震発生（震度 6 弱）

炉心露出

28:04

39:36

原子炉自動停止

炉心出口温度 350℃超過

28:26

40:00

外部電源喪失燃料被覆管破損

28:53

40:32

炉心損傷

29:04

40:44

31:26

43:57

原子炉容器破損

34:25

46:39

CV 最高使用圧力到達

54:42

52:41

CV 最高使用圧力の 2 倍到達

84:44

84:51

A,B-非常用 DG 自動起動成功
A,B-CH/SIP 起動
A-M/DAFWP 故障停止

0:00

0:00

始

B-M/DAFWP 起動
T/DAFWP 起動
一次冷却材小漏えい発生（0.1m3/h 程度）
A-CH/SIP 手動停止
（充てん抽出は B-CH/SIP で継

0:15

0:15

1:00

1:00

続中）
T/DAFWP 故障停止
B-非常用 DG 故障停止
B-M/DAFWP 故障停止
B-CH/SIP 故障停止

1:40

1:40

A-CH/SIP 手動起動
一次冷却材漏えい口径拡大（5 インチ相当）

2:00

2:00

SI 信号発信（CV 圧力高）
2:01

2:01

C-CH/SIP 手動起動

CH/SIP：ディーゼル発電機：充てん/高圧注入ポンプ

M/DAFWP：電動補助給水ポンプ
T/DAFWP ：タービン動補助給水ポンプ
SI

：安全注入

ECCS

：非常用炉心冷却装置

RHRP：余熱除去ポンプ

RWST：燃料取替用水タンク

CV

：格納容器

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，原子炉自動停止および外部電源が喪失した．こA-RHRP 起動
A-RHRP による炉心注水開始

略語 DG

3.1 ケース1のの解析結果の概要

ECCS 作動（A トレンのみ）
A-CH/SIP 故障停止

下部ヘッドへの溶融物移動開

2:21

2:21

のとき，
A,B 非常用ディーゼル発電機の起動に成功し，A,B
充てん/高圧注入ポンプ，B 電動補助給水ポンプ，タービン

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-10

動補助給水ポンプは起動に成功したが，A 電動補助給水ポ168の解析結果の概要
3.2 ケース2のンプは起動に失敗した．また，一次冷却材漏えいの兆候がA 余熱除去ポンプ停止（19 時間 30 分）まではケース 1

確認された．
15 分後に A 充てん/高圧注入ポンプを手動停止した（充てん抽出は B 充てん/高圧注入ポンプで継続中）．
1 時間 00 分後にタービン動補助給水ポンプが故障停止の解析結果の概要と同じであり，それ以降は以下の通りである．
19 時間 35 分後に恒設代替低圧注水ポンプによる代替炉
心注水を開始した（流量：120m3/h）．

した．
1 時間 40 分後に B 非常用ディーゼル発電機が故障停止

20 時間 40 分後に炉心への注水時間を延ばすため，恒設

し，B 電動補助給水ポンプ，B 充てん/高圧注入ポンプが故代替低圧注水ポンプの流量調整を開始し，21 時間 20 分後障停止した．そのため，A 充てん/高圧注入ポンプを手動に終了した（流量：120m3/h→40m3/h、調整レート：2m3/min）．
38 時間 18 分後に燃料取替用水タンク水位異常低にな

起動した．
2 時間 00 分後に 1 次冷却系統低温側配管において 1 次
冷却材漏えい口径が拡大（5 インチ相当）した．
2 時間 01 分後に SI 信号が発信し，A トレンのみ ECCSが作動した．A 余熱除去ポンプは起動したが，運転中の A
充てん/高圧注入ポンプが故障停止し，C 充てん/高圧注入
ポンプを手動起動して炉心注水を開始した．
2 時間 21 分後に A 余熱除去ポンプによる炉心注水を開り，恒設代替低圧注水ポンプが停止し，代替炉心注水が停止した．
39 時間 36 分後に炉心露出となり，40 時間 00 分後に炉
心出口温度は 350℃を超過した．
40 時間 32 分後に燃料被覆管が破損し，40 時間 44 分後に炉心損傷に至った．
43 時間 57 分後に下部ヘッドへの溶融物移動開始し，46
時間 39 分後に原子炉容器破損に至った．

始した．
2 時間 25 分後に燃料取替用水タンクへの水補給を開始
した（流量：25m /h）．
3

52 時間 41 分後に格納容器最高使用圧力，84 時間 51 分
後に格納容器最高使用圧力の 2 倍に到達した．

2 時間 30 分後に C 充てん/高圧注入ポンプが故障停止した．
4 時間 02 分後に燃料取替用水タンク水位低になり，A

4. AMのの評価結果

余熱除去ポンプの再循環切替（水源：燃料取替用水タンク

今回採用した AM のうち，代替炉心注水は高低圧注入→格納容器再循環サンプ）を開始し，4 時間 10 分後に再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

循環切替が完了した．

水タンクから 1 次冷却系統へ注水し，原子炉容器を冷却

18 時間 45 分後に燃料取替用水タンクの補給ラインの手
動弁の弁体が脱落し，タンクへの水補給を停止した．
19 時間 30 分後に A 余熱除去ポンプが故障停止した．
19 時間 35 分後に恒設代替低圧注水ポンプによる代替炉
心注水を開始した（流量：120m3/h）．

し，炉心溶融進展を抑制するものである．
この AM 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．

26 時間 45 分後に燃料取替用水タンク水位異常低にな

AM に用いられる設備の模式図を図 1 に示す．図中の赤り，恒設代替低圧注水ポンプが停止し，代替炉心注水が停字で示した設備が恒設代替低圧注水ポンプである．また，止した．

燃料取替用水タンク水位の比較グラフを図 2 に，原子炉容28 時間 04 分後に炉心露出となり，28 時間 26 分後に炉
心出口温度は 350℃を超過した．
28 時間 53 分後に燃料被覆管が破損し，29 時間 04 分後に炉心損傷に至った．
31 時間 26 分後に下部ヘッドへの溶融物移動開始し，34
時間 25 分後に原子炉容器破損に至った．
54 時間 42 分後に格納容器最高使用圧力，84 時間 44 分
後に格納容器最高使用圧力の 2 倍に到達した．

器水位の比較グラフを図 3 に，炉心出口温度の比較グラフを図 4 に示す．
恒設代替低圧注水ポンプの水源は燃料取替用水タンク
であり，再循環切替後も水補給を継続実施していて水位は51.4%まで回復している．
燃料取替用水タンク水位異常低による恒設代替低圧注
水ポンプ停止時刻は 26 時間 45 分から 38 時間 18 分になり，炉心への注水時間を約 11 時間延ばすことができた．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-10169

炉心出口温度[℃]2500

約 11 時間：120m3/h

2000： 40m3/h

1500
1000
炉心損傷

500
0

0

10

20
30
Time[hr]4050

図 4 炉心出口温度の比較
これにより，炉心損傷時刻は 29 時間 04 分から 40 時間

図 1 AM に用いられる設備の模式図

44 分になり，炉心損傷までに約 11 時間の時間的余裕がで燃料取替用水タンク水位[%]きた．この結果から，恒設代替低圧注水ポンプの流量調整
100
90
80
70
60
50
40
30
20
10
0

による代替炉心注水が有効な AM であることが確認でき：120m /h3

約 11 時間た．なお，原子炉容器破損後の格納容器圧力上昇について： 40m /hは，格納容器の体積が大きいことからあまり影響がなく，

3

格納容器最高使用圧力の 2 倍到達時刻はほぼ同じになる
ことが分かった．

恒設代替低圧
注水ポンプ停止

5. おわりに

恒設代替低圧
注水ポンプ起動

0

10

20
30
Time[hr]

40

502022 年度に実施された関西電力美浜発電所防災訓練シ
ナリオに基づく解析を実施した．事象発生とその後の工学的安全設備の多重故障，AM 等を想定した解析を実施し，得られた結果から特定事象発生時刻やプラント応答，AM

図 2 燃料取替用水タンク水位の比較の評価を実施した．
今回の AM のうち，恒設代替低圧注水ポンプによる代替炉心注水では，炉心への注水時間を延ばすため，恒設代9
原子炉容器水位[m]40m3/h に流量調整を実施した．
注水流量 120m3/h と 40m3/h

76の 2 ケースの解析結果の比較により，流量調整を行うこと

恒設代替低圧
注水ポンプ停止

54
3で炉心への注水時間を約 11 時間延ばすことができ，炉心損傷までに約 11 時間の時間的余裕を得ることができた．
この結果から，恒設代替低圧注水ポンプの流量調整による：120m3/h210替低圧注水ポンプの流量を定格流量の 120m3/h から

約 11 時間8

代替炉心注水が有効な AM であることが確認できた．

： 40m3/h

0

10

20
30
Time[hr]

図 3 原子炉容器水位の比較

40

50

引用文献
(1) IAEA,”Basic Safety Principles Nuclear Power Plants 75INSAG-3 Rev.1”, INSAG-12,(1999).

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-10(2) Electric Power Research Institute (EPRI)，“Modular
Accident Analysis Program，MAAP4 User's Manual”，(2007)．

170

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-11

171

フラッディング状態での鉛直 管内流動特性への液粘性の影響
Effects of Liquid Viscosity on Flow Characteristics in a Vertical Pipe under Flooding Conditions
高木

俊弥 (Toshiya Takaki)*1, 村瀬

栗本

遼 (Ryo Kurimoto)*2, 林

道雄 (Michio Murase)*1, 山下
公祐 (Kosuke Hayashi)*2, 冨山

誠希 (Masaki Yamashita)*2,
明男 (Akio Tomiyama)*2

要約
本研究の対象は原子炉の事故時における配管系での流動特性であり，目的は鉛直管でのフラッディング条件における対向流制限 CCFL，ボイド率 αG，壁面摩擦係数 fw，界面摩擦係数 fi に関する相関式の不確かさを縮小することである．これまでに，鉛直管での空気・水の気液対向流実験を行い，CCFL，液膜厚さ δ，fw，fi に対する相関式を作成した．本報告では，直径 40mm で上下端ラウンドエッジの鉛直管および空気と高粘性液を用いて，
フラッディング状態での CCFL 特性，
圧力勾配 dP/dz および αG を測定し，fw と fi を求め，これまでに提案した相関式と比較評価した．
CCFL と fw は，気液粘性比 μG/μL を用いて提案済の相関式を改良した．上端フラッディング条件での δ は提案済の相関式で表せた．fi の値は提案済の相関式と顕著な相違はないが，fi に対する粘度依存性を提案済の相関式で再現できなかった．
キーワード

鉛直管，気液対向流，ボイド率，壁面摩擦係数，界面摩擦係数，液粘性

Abstract The subject of this study is flow characteristics in piping systems of nuclear reactors under accident
conditions, and its objective is to decrease uncertainties of correlations for counter-current flow limitation(CCFL), void fraction αG, wall friction factor fw, and interfacial friction factor fi in vertical pipes underflooding conditions. We have carried out gas-liquid countercurrent flow experiments with air and water invertical pipes, and proposed correlations for CCFL, the liquid film thickness δ, fw, and fi. In this paper, wemeasured CCFL characteristics, the pressure gradient dP/dz and αG under flooding conditions in a 40 mm
diameter vertical pipe with rounded top and bottom ends in air-high viscosity liquid systems, and obtained fw
and fi from the measured data, and compared them with results computed using the previous correlations. The
correlations for CCFL and fw were improved by using the viscosity ratio of gas and liquid μG/μL. The δ values
under flooding conditions at the upper end were well expressed by the previous correlations. The fi values did
not significantly differ from results computed using the correlations. However, the effect of high viscosity
liquids on fi was not expressed by the correlations.
Keywords

1.

vertical pipe, gas-liquid counter-current flow, void fraction, wall friction factor, interfacial friction factor,
liquid viscosity

はじめに

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態に関する相関式の不確かさ

加圧水型原子力発電所において通常運転中は一次の縮小を目的としている．

冷却系が高圧の水で満たされるように制御されるが，CCFL は，炉心内の冷却水量や燃料棒の冷却に直接

小破断冷却材喪失事故等が発生した場合に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，発生した蒸気が一次冷却系全体に流入し，ホットレグ

ボイド率 αG，壁面摩擦係数 fw，界面摩擦係数 fi などのや加圧器サージ管などの一次冷却材配管や蒸気発生

流動特性に関する研究は少ない．鉛直管における気液器の伝熱管で放熱によって発生する凝縮水が蒸気の

対向流は Wallis らにより多くの実験が行われ(1)(3-6)，流流れに対向して重力落下する気液対向流が発生する．

動状態を滑らかな液膜（SF: smooth film）と粗い液膜

蒸気速度が大きくなると，落下水制限（CCFL）が生じ（RF: rough film）に区分し(5)(6)，環状流モデルを用いてフラッディング状態となる．その状態を模擬した原て fw と fi が評価された．Wallis らは RF に対して fw =子炉事故解析では一次元気液二相流モデルが広く使0 と近似して圧力勾配 dP/dz の測定値から fi を求め，用されている．本研究では原子炉の事故時における配fi 相関式を提案した。一方，Goda ら(7)は，鉛直管の下＊１ （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所
＊２

神戸大学

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-11

172

端がシャープエッジでの下端フラッディングによる

勾配 dp/dzは鉛直管側面の上部と下部に設けたタップ

RFを対象として，直径D = 20 mmと40 mmの鉛直管をに微差圧トランスデューサを取り付け，測定した．測用いて空気・水系実験を行い，弁締切法を用いたαG測

定区間は640 mm，サンプリング周期は1 ms，サンプル

定値とdP/dz測定値からfw とfi を求め，fwの影響を無視

数は50000点で平均値を使用した．平均値の95％信頼(8)(9)

は，鉛直管の上区間における不確かさは±1.0％以内であった．αGの測端がシャープエッジでの上端フラッディングによる定については，弁締切法を用いた．弁締切後の水位を(7)SFを対象として，Godaら と同様の実験を行い，D =測定して液相体積率を求め，60回測定した平均値を使20 mmと40 mmでの測定値を用いて液膜厚さδおよびfw

用した．95 %信頼区間におけるαGの不確かさは測定値とfi を評価した．また，上端フラッディングでは上部の 2.0%以下であった．

できないことを示した．Takakiら

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の測定値からfwとfi を求めた(13)．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．さらに，fw相関式を自由落下液膜に適用して液膜厚さδf の相関式を導出し，既存研究によるδf の測定値を用いて検証
し，液相レイノルズ数ReLが大きい範囲に対してfw相関式の妥当性を間接的に確認した(14)．しかし，流体物性
値がαGに及ぼす影響の測定例は，Godaら(15)が空気とグ
リセリン水溶液による高粘性液を用いてD = 20 mmの鉛直管で下端フラッディングにおけるCCFL特性およびdP/dzとαGを測定した以外に見当たらない．
本報では，前報(16)と同じく上下端が曲率 R = D/2のラウンドでD = 40 mmの鉛直管を使用し，Godaら(15)と同様に空気とグリセリン水溶液による高粘性液を用いてCCFL特性およびdP/dzとαGを測定した．また，液図1

粘性がαG，およびfwとfi に及ぼす影響を評価した．

2.

実験装置と測定2.1 実験装置

2.2

実験装置の全体図

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気相と全流体に作用する力の釣り合いは次式で表せ

鉛直管での空気と水あるいは高粘性液を用いたフ
ラッディング実験の装置を図1に示す．装置は前報 (16)と同じであり，試験部である鉛直管は直径 D = 40 mm，
長さ800 mm，上下端は曲率 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，下部タンク，貯水槽，および気液供給系で構成されている．

る(6-9)．
2

J
f
dP
J 
4
 ρG g  i ρG  G  L 0dz
2 αG 1  αG  D αG

(1)2

 J  4dPf
  ρG αG g  ρL 1  αG g   w ρL  L 0dz2
 1  αG  D(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，上部タンクに水あるいは高粘性液[m/s2]は重力加速度，J [m/s]は体積流束，P [Pa]は圧力，（25±5℃）を供給し，気液対向流を形成させた．鉛直

z [m]は鉛直座標，ρ [kg/m3]は密度である．流れ方向は管から落下した液は下部タンクに溜め，上部タンク内

上向きを正とし，式(1)でJLは負である．Bharathan andの余剰液は排出ラインを通して貯水槽へ戻した．落下

Wallis(6)は，式(1)でJL/(1–αG)<< JG /αGを仮定した．しか液の流量は下部タンクの水位上昇率から求めた．圧力し，この仮定はJGが小さくJLが大きい場合に評価誤差

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-11

173

を大きくする．JGに対するJL，dP/dz，αGを測定すると，

ここで，Dは直径，Lはラプラス長さ，σは表面張力で式(1)からfiが求まり，式(2)からfwが求まる．

ある．式(3)でH*は，β = 0でWallisパラメータJk*となり，
β = 1でKutateladzeパラメータKk*となる．上下端ラウン

2.3

実 験条 件ドの鉛直管でのCCFLに対し，山本ら(18)はβ = 0.5を提案した．村瀬ら (19) は流体物性値の影響についてm =本報では，気相に空気，液相に水または高粘性液と0.90，C0.5 = (1.58±0.15)(μG /μL)0.07を提案した．一方，してグリセリン（純度99.0%以上）水溶液（40 wt%，

佐野ら(20)は直径D = 20 mm，上下端R = D/2のラウンド

以下40%という，および60 wt%，以下60%という）をで実験を行い，既存データも踏まえ，上下端ラウンド用いた．これらの物性値を表１に示す．ここで，μ [xでのCCFL特性は，管端の曲率半径(R)と直径(D)の影響

10 Pa s]は粘度，σ [x 10 N/m]は表面張力である．液を受けることを確認し，R≦0.75DでのCCFL相関式と粘性μLの変化が大きい．

してm = 0.93，C0.5 = 1.1±0.06を提案した．

-5

-3

表１

流体物性値

Gas

Liquid

ρG

ρL

μG

μL

σ

Air

Water

1.205

996.8

1.882

89.0

73.5

Air

G-W
soln.
40 %

1.205

1098

1.882

315

67.8

Air

G-W
soln.
60 %

1.205

1151

1.882

891

65.8

ρG，ρL：[kg/m3]

μG，μL：[x 10-5 Pa s]

σ：[x 10-3 N/m]

G - W soln.: Glycerol–water solution

3.

実験結果

3.1 CCFL特特性
図2

直径Dの影響を考慮したCCFL特性

広く使用されているWallis(1)によるCCFL相関式は，代表長さにw を用いると，次式で表される．

HG*1/ 2  mHL*1/ 2 Ci (i = K or W)

(3)

1/ 2



k
Hk  Jk  gw L  G *(k = G or L)(4)

ここで，H*は無次元体積流束である．勾配mおよび定数Ci は実験により決定され，添字KとWはそれぞれ
KutateladzeパラメータとWallisパラメータに対応することを示す．Bankoffら(17)±2s = ±0.04は次式で代表長さw を定義した．

w  D1  L , 0    1
1/ 2



σ
L

 g  ρL  ρG 

(5)
(6)

図3

液相粘性μLの影響を考慮したCCFL特性INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-11

174

D = 40 mm，上下端R = D/2での本実験と佐野ら(20)によるCCFL相関式を図2のとおり比較する．β = 0.5～0.6
で標準偏差が最小となったため，β = 0.5にして代表長さを w = D0.5L 0.5とした．D = 20 mmと40 mmで勾配が若干異なっている．定数C0.5は，村瀬ら(19)による 1.58
(μG /μL)0.07 = 1.03～1.21より佐野ら(20)による1.1（空気・水）に近い．そこで，各液に対し，最小二乗法でmとRFCを求め，気液粘性比μG/μLの累乗関数を用いて以下の相関式を作成した．

 
1 / 2J G  1.15  G 
 
 L

0.10

1 / 2
1.34  0.04   G JL
D 1 / 8   L 

0.07

(7)

SF

TR

ここでD*はD/Lで定義される無次元直径である．流体
物性値でCCFL特性に影響が大きいのはμLであり，影響因子であるDは式(5)に含まれ，σは式(6)に含まれていることから，式(7)ではKusunokiら

(21)

図4

無次元圧力勾配と同様にDとσを含まない無次元量としてμG/μLを選択した．β = 0.5の条件でCが(μG /μL)の0.07乗となっているのは村瀬ら(19)と同じである．作成したCCFL相関式(7)と測定値の関係を図3に示す．GWはグリセリン水溶液を示す．測定値に対する相関式の標準偏差はs = 0.02であり小さい．

SF

3.2 圧力勾配、液相体積率と流動特性
TRRF

気 相 体 積 流 束 JG と 無 次 元 圧 力 勾 配 |dP/dz|* =−(dP/dz)/(ρL−ρG)g との関係を図4に，液相体積率αLとの関係を図5に示す．JGの増加に伴って，液相体積率αLが低下するため，上端フラッディングによるSFと下端フラッ
ディングによるRFでは|dP/dz|*が減少する．SFからRFへの遷移（TR: transition）では，上下端でフラッディングが生じ，JGの増加に伴って，RFとSFの境界位置が高くな

図5

液相体積率

*

り|dP/dz| が増加する．壁面摩擦項は，式(2)よりαL と|dP/dz|*の差であり，SFで大きくRFで小さい．界面摩擦項

軸が時間tのTime-strip画像を作成した．Godaら(7)は管は，式(1)より|dP/dz|*にほぼ等しく，SFで小さくRFで大内径40 mmで下端シャープエッジの鉛直管を用いてきい．液粘性μLが大きくなると，SFで壁面摩擦項が大き

空気-水系のCCFL実験を行い，管内流動状態でのRFにくなり，RFで界面摩擦項が小さくなっている．

関し，管下端で発生した擾乱波が管上部まで逆流する

壁面摩擦係数fw を求めるには，式(2) においてαL =流動（rough film-Ⅰ：RF-Ⅰ）と擾乱波が管内で同時多発(1−αG)を測定する必要がある．fwを相関式化しておけば，的に発生する流動（rough film-Ⅱ：RF-Ⅱ）の二種類に区

dP/dzデータと式(2)からαLを式(1)から界面摩擦係数fiを分した．本実験ではSF，TRに加えRF-Ⅱが見られた．

求めることができる．

SFでは管上端部でフラッディングが起きており，粘流動状態のtime-strip画像を図6に示す．高速度ビデ度が大きいほど擾乱波が管内で多く発生している．

オカメラを用い，350 frame/sで8.571 s撮影した．鉛直

TRでは管下端で発生した擾乱波が，逆流（上昇）と流管の軸中心部付近の画像を1-pixel幅で抽出し，抽出画下を繰り返している．画像からは管上端まで達する擾

像を時系列に配置することで縦軸が軸方向位置z，横乱波も見られるが，ほとんどは管内で崩壊している．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-11

175(a-1) Smooth film (water, JG = 1.85 m/s)(c-1) Rough film Ⅱ (water, JG = 9.15 m/s)(a-2) Smooth film (40%GW, JG = 1.85 m/s)(c-2) Rough film Ⅱ (40%GW, JG = 9.15 m/s)(a-3) Smooth film (60%GW, JG = 1.85 m/s)(c-3) Rough film Ⅱ (60%GW, JG = 9.16 m/s)
図6time-strip画像

粘性が大ききほど発生する擾乱波の数は多く，管上端部まで達するものが多い．さらに気相体積流束を大きくすると，明確なRF-Iを経ずにRF-Ⅱの流動に遷移した．液粘性が増加すると液膜の変動が小さくなっている．
(b-1) Transition (water, JG = 5.08 m/s)

4. 壁面摩擦係数
4.1 壁面摩擦係数の相関式fwを求めるには，dP/dzとαLを測定する必要があるが，既存研究でαLの測定値は少なく，fwデータは限られて(b-2) Transition (40%GW, JG = 5.08 m/s)

いる．信頼性の高いfwの相関式を作成すれば，より測定の容易なdP/dzデータとfwの相関式を用いて式(2)からαLを求めることができる．高木ら(16)はSFとRFを区分しないfwの相関式として次式を提案した．

 26500
0.70
0.079 f w  max
,
,
2
0.50
ReL
ReL0.25  ReL(b-3) Transition (60%GW, JG = 5.08 m/s)

(8)

ここで，ReLは液相レイノルズ数でReL = JL D/νL，νL は動粘度である．式(8)は層流，遷移域，乱流に対する式

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-11

176

を組み合わせたものである．遷移域と乱流に対する式はばらつきが大きい．式(8)の層流に対する項は，様々

は，D =な上下端形状での既存データによるReL＜1000でのfw

20 mmの下端シャープエッジで高粘性液でのデータの測定値を用いて，fw = a/ReLnにおけるaとnを最小二を測定し，fw = 0.056/(JL*1.20ReL0.32)を得た．ただし，こ乗法により求めた(16)．

は単相流に対する式と同じである． Godaら(15)の式では高ReLでのSFは適用対象外である．液相粘性式(8)の層流に対する式で液相粘性の影響を反映すを変更した本実験ではSF，TR，RFとも含まれている．

るために，fw = a/ReLnについて図7の測定値から最小二fwと液相レイノルズ数ReLの関係を図7に示す．同一乗法でaとnを求め，気液粘性比μG /μLの関数で表した．

のJGで液粘性を大きくすると，壁面摩擦項が大きくな

式(8)の層流に対する項を変更し，式(9)で表される．

りfwが大きくなるが，ReLが小さくなる影響の方が大きい．遷移域から乱流では液粘性の影響をReLで表わせているが，層流ではReL以外に液粘性の影響を考慮す

 a
0.70
0.079 f w  max
,
,
n
0.50
0.25
ReL 
 ReL ReL

(9)

る必要がある．下端シャープエッジのD = 20 mmでのD = 20 mmと40mmでaとnの傾向は類似しているが，1実験では流動状態が安定しており，fwのばらつきが小つの相関式にすると不確かさが大きくなることから

さい．一方，上下端ラウンドのD = 40 mmでの実験でD = 40 mmを対象にaとnを求めた．

1000

Wall friction, D = 20 mm
Water 1
Water 2
40 % GW
60 % GW
Eq. (8)100(10)fw の相関式(9)と(10)による計算値fw,cal と測定値fw,expの比較を図8に示す．fw,calのfw,expに対する標準偏差sは49%と大きい．重要なのはfwの相関式がαLおよびfiの予測に及ぼす影響である．

fw

10



 
 
a  57exp 290 G  , n  1.17exp 25.5 G L  L 



10

1
0.1

1

10

10

100

ReL

fw

1000

10000

Wall friction, D = 40 mm
Water
40 % GW
60 % GW
Eq. (8)

1

0.1

0.1

0.01

0.01

±s = ±49%

0.001
0.001
図8

0.001

Water
40 % GW
60 % GW

1

Data: Goda et al.(7)(15)

fw,cal0.01

Wall friction, D = 40 mm

0.01

0.1

fw,exp110fwの計算値fw,calと測定値fw,expの比較

4.2 相関式の不確かさの影響
dP/dzの測定値およびfw の相関式(9)と(10)を用いた

10

100

ReL

1000

10000

図7 液相レイノルズ数ReLと壁面摩擦係数fwとの関係

計算値αL,calを測定値αL,expと比較して図9に示す．SFからTRおよびTRからRFへの変化で，αLの計算値は測定値より変化が緩慢になっているが，dP/dzの測定値を

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-11

0.8用いているため，SFからTRを経てRFへの変化を計算

Interfacial friction, D = 40 mm

でよく再現している．
図9におけるαLの計算値αL,cal と測定値αL,exp の比較を

177

Water
40 % GW
60 % GW

0.6

図10に示す．αL,calのαL,expに対する標準偏差sは0.01と比いる．dP/dzの測定値とαLの計算値αL,calを用いて求めたfiの計算値fi,calと測定値fi,expとの比較を図11に示す．fi,calfi,cal較的小さく，高αLを除いてαL,calはαL,expとよく一致して±2s = ±4.2%

0.4のfi,exp に対する標準偏差sは2.1%と小さい．これはαLの不確かさがfiの評価に及ぼす影響が小さいことを示

0.2

している．

0.25

Liquid volume fraction, D = 40 mm

0Water, data
40 % GW, data
60 % GW, data
Water, cal
40 % GW, cal
60 % GW, cal

0.2

図11

5.

αL

0.15

0

0.1

0.2

0.4

fi,exp0.6

0.8fiの計算値fi,calと測定値fi,expの比較

液膜厚さと界面摩擦係数

5.1 液膜厚さ0.05

フラッディング状態では，低JGでの特殊な条件を除いて環状流となり，ボイド率αGと液相体積率αLおよび

0

ボイド率αG と液膜厚さδには以下の式(11)および式

0

2

4

6

8

10

(12)の関係がある．

JG [m/s]
図9

JGに対するαLの計算値αL,calと測定値αL,exp

αG = 1 − αＬ

Liquid volume fraction, D = 40 mm

δ 1  G
 2δ 
 G 1   or

D
D
2



2

0.25

Water
40 % GW
60 % GW

0.2

αL,cal(12)

きる．Takakiら(22)はSFでのδに対して式(13)を提案した．
 3 Re 1 3
12
23 
L
 max  , 0.32 ReL , 0.076 ReL Lv 4 

0.1

±2s = ±0.02(13)

本実験でのSFにおけるδの測定値と式(13)との比較を
図12に示す．高粘性液でのδの測定値は式(13)とほぼ一0.05

致しており，式(13)は高粘性液におけるSFにも適用で
きる．

図10

12

δを求めることができれば，αGやαLを求めることがで

0.15

0

(11)

0

0.05

0.1

0.15

αL,exp0.2

0.25

αLの計算値αL,calと測定値αL,expの比較

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-11

178

影響は含まれていない．このため，αLが大きく気液界
面の変形が大きくなると，fiは大きくなる．低KG*のSFでの40 %グリセリン水溶液では，図5に示したように
αLは水より若干大きいが，fiは水より小さくなっており，高液粘性が界面変形を抑制したと考えられる．低KG*のSFでの60 %グリセリン水溶液では，図5に示した
ようにαLは水より大きく図6 (a-3) に示したように低JG（低KG*）のSFでも擾乱波が生じやすくなりfiの値が大きくなるが，fiの測定値は水もしくは40 %グリセリ
ン水溶液と同等であり，高液粘性による界面変形の抑制の影響と考えられる．一方，高KG*のRFでは，液粘性が高くなるほど|dP/dz|*とαLは小さくなっている（図4および図5）が，fiの測定値には液粘性の影響は見られない．これは，高KG*ではαLとδが小さく界面変形しにくいこと，および高液粘性では式(1)で負の値である
図12

JLの絶対値が小さくなり（図2参照），|JG/αG −JL/(1−αG)|

液膜厚さδ

が小さくなることによる．このように，fiにはCCFL特5.2 界面摩擦係数性（JL）および|dP/dz|*とαLが影響するため，fiを的確に相関式化することは難しい．

SFとRFでは流動特性が異なることから，fiの相関式

式(14)は，高温高圧の蒸気・水系での|dP/dz|*データ(23)とfwの相関式からfiを求めて相関式化したものである

はSFとRFそれぞれに対し提案されている．佐野らが，高粘性液への適用性はよくない．式(15)は，大口

はRFに対して式(14)を提案した．

 1.14 K  
0.15D Gfi 
exp 
0.166
0.133  G 

 G




 

 

   L 
 L

径で高温高圧の蒸気・水系への適用を想定し，式(13)によるαLの計算値を活用して作成した相関式である．
式(15)もfiへの液粘性の影響を再現できているとは言(14)

えない．しかし，fiへの影響因子は複雑であり，式(14)と(15)を改良する場合には，本実験結果だけでなく幅
広く測定値を収集して検討する必要がある．

0.8

Takakiら(22)は，大口径の高温高圧条件に適用してもInterfacial friction,
D = 40 mm

工学的な非合理性は生じないSFに対するfi の相関式(15)を提案した．







0.6

0.76

D ,

fi

f i  Aexp BK G

3.76   , A  4  L 
10  G  B 0.654 L 
 G 

Water
40 % GW
60 % GW
Eq.(14), waterEq.(14) 60%
Eq.(15) waterEq.(15) 60%

0.4

0.11

D0.16(15≦D*≦187)

(15)

0.2

fiの測定値を相関式と比較して図13に示す．相関式(14)と(15)では，液相の物性値に水と60 %グリセリン
水溶液を用いた．KG*を変数にするとfiに対する液粘性

0

0

0.5

の影響は比較的小さく，dP/dzデータの不確かさの影
響 が大 き い ． 式(1) より 界 面摩 擦 項 は 図4 に 示 し た|dP/dz|*にほぼ比例するが，式(1)には気液界面の変形の

図13

1

KG*
界面摩擦係数fi

1.5

2INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-11

5.3 相関式の相互関係

179

上端フラッディングによるsmooth filmでの液膜厚さは既存相関式が適用できることを確認した．界面摩式(1)と(2)における変数は，JG，JL，dP/dz，αG，fi，擦係数の測定値は従来相関式と顕著な相違はないが，fwである．式(1)と(2)からdP/dzを消去し，JLをCCFL相

既存相関式での液粘性の影響は測定値と傾向が異な関式で与え，fiとfwの相関式を適用すればJGに対するαGった．

の値が求まる．αGもしくはδの相関式を用いればJGに対するfiの値が求まる．変数JG，JL，dP/dz，αG，fi，fwは，記号

独立ではなく式(1)と(2)で関連付けられているため，
CCFL特性，αGもしくはδ，fw，fiを簡潔な相関式で表すa

定数 (-)

C

定数 (-)

D

管直径 (m)

及ぼす影響を調べた．既存のCCFL相関式では不確かD*

無次元直径 (-)

さが大きくなるため，μG/μLを含む式(7)を作成した．液dH

圧力差測定の間隔 (m)膜が遷移域から乱流域ではfwの既存相関式を使用でき

dP/dz

るが，層流液膜では不確かさが大きくなるためμG/μLを(dP/dz)のは難しい．これらの相関式を使用する際には，検証データが対象とする条件に近い相関式を選定する必要がある．本報では高粘性液がJL，dP/dz，αG，fi，fwに含む式(9)と(10)を作成した．図12に示したように，SF

圧力勾配 (Pa/m)*

無次元圧力勾配 (-)

fi

界面摩擦係数 (-)

fw

壁面摩擦係数 (-)に示したように，fiの測定値と顕著な相違はないが，液g

重力加速度 (m/s2)

粘性の影響を的確に反映していない．しかし，fiへの影

hut

上部タンク水位 (m)響因子は複雑であり，高液粘性がfiに及ぼす影響の定H*

無次元体積流束 (-)

量評価は今後の課題である．

J

体積流束 (m/s)

でのδには既存相関式(13)を使用できることを確認した．RFとSFに対するfiの既存相関式(14)と(15)は，図13

J*

Wallis パラメータ (-)

K

Kutateladze パラメータ (-)

本研究では，原子炉の事故時における配管系での流Lν

代表長さ (m)動特性を対象とし，気液対向流条件における鉛直管内m

勾配 (-)

での流動状態に関する相関式の不確かさの縮小を目

n

定数 (-)標とした．本報告では，上下端ラウンドで直径40 mm

P

圧力 (Pa)の鉛直管を対象に気相に空気、液相に高粘性液としてR

曲率半径 (m)ReL

液相レイノルズ数 (-)

び圧力勾配と液相体積率を測定した．流動特性としてs

標準偏差 (-)

はSF，TRに加え，擾乱波が管内で同時多発的に発生すw

代表長さ (m)るRF-Ⅱが見られた．測定値の検討結果より以下の結z

鉛直方向座標 (m)6. まとめグリセリン水溶液（40wt%，60wt%）を用いて気液対向流実験を行い，流動特性を観察し，CCFL特性およ

*

論を得た．
気液粘性比を用いて従来相関式を修正した上下端
ラウンドに対するCCFL相関式を作成した．
直径40mmの鉛直管における層流液膜を対象に気液

ギリシャ記号

粘性比を用いた壁面摩擦係数の相関式を作成した．標α

体積率 (-)

準偏差は49%と大きくなったが，圧力勾配データを用

β

定数 (-)

いた液相体積率や界面摩擦係数の予測での不確かさ

δ

液膜厚さ (m)への影響は大きくないことを確認した．

δf

自由落下液膜厚さ (m)INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-11

180µ粘度 (Pa s)

Tomiyama, A., Flow Characteristics in Vertical Circularν

動粘度(m2/s)

Pipes with the Square Top End under Floodingρ

密度 (kg/m3)

Conditions, Nucl. Eng. Des., Vol. 371, 110951, 9 pagesσ

表面張力 (N/m)(2021).
(10) Doi, T., Futatsugi, T., Murase, M., Hayashi, K.,
Hosokawa, S. and Tomiyama, A., Countercurrent Flow

添字

Limitation at the Junction between the Surge Line and thePressurizer of a PWR, Sci. Technol. Nucl. Installations,

cal

計算値

exp
G
L

測定値
気相
液相

Vol. 2012, ID754724, 9 pages (2012).
(11) Yu, J., Zhang, D., Shi, L., Wang, Z., Yan, S., Dong, B.,
Tian, W., Su, G. and Qiu, S., Experimental Investigationof Air-Water CCFL in the Pressurizer Surge Line ofAP1000, Nucl. Technol. Vol. 196, 614-640 (2016).
(12) Yu, J., Zhang, D., Shi, L., Wang, Z., Tian, W., Su, G. and引用文献

Qiu, S., Experimental Research on the Characteristics of(1)

Wallis, G. B., One-Dimensional Two-Phase Flow, 315345, McGraw-Hill, New York (1969).

(2)

Bankoff, S. G. and Lee, S. C., A Critical Review of the
Flooding Literature, NUREG/CR-3060, U. S. Nuclear
Regulatory Commission, Washington D.C. (1983).

(3)

Wallis, G. B. and Kuo, J. T., The Behavior of Gas-LiquidInterfaces in Vertical Tubes, Int. J. Multiph. Flow, Vol. 2,
521-536 (1976).

(4)

Bharathan, D., Wallis, G. B. and Richter, H. J., Air-Water
Countercurrent Annular Flow in Vertical Tubes, EPRI
NP-786, Electric Power Research Institute, Palo Alto,
California (1978).

(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).

(6)(13) 高木俊弥，合田頼人，栗本遼，林公祐，村瀬道雄，
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),463-472 (2021).
(14) 高木俊弥，村瀬道雄，鉛直管内での落下液膜に対する壁面摩擦係数相関式の検証，INSS JOURNAL，Vol.
29, 205-216 (2022).
(15) Goda, R., Kurimoto, R., Hayashi, K., Murase, M., andTomiyama, A., Effect of Fluid Properties on Interfacial
and Wall Friction Factors under Counter-Current Flow
Limitation in a Vertical Pipe with Sharp-Edged Lower
End, Nucl. Eng. Des., Vol. 373, 111020, 10 pages (2021).

Countercurrent Annular Flow, Int. J. Multiph. Flow, Vol.

冨山明男，フラッディング条件における鉛直管でのandWallis,G.

B.,

Goda, R., Hayashi, K., Murase, M., Hosokawa, S. andWall Friction Factors under Counter-Current Flow
Limitation in Vertical Pipes with Sharp-Edged Lower
Ends, Nucl. Eng. Des., Vol. 353, 110223, 11 pages (2019).
Takaki, T., Murase, M., Nishida, K., Goda, R.,
Shimamura, T. and Tomiyama, A., Liquid Film Thickness
in Vertical Circular Pipes under Flooding Conditions at
the Top End, Nucl. Technol., Vol. 206(3), 389-400 (2020).

(9)180-191 (2018).

(16) 高木俊弥，山下誠希，栗本遼，林公祐，村瀬道雄，

D.

Tomiyama, A., Experimental Study on Interfacial and(8)Surge Line Assembly, Exp. Therm. Fluid Sci. Vol. 96,

Air-Water

Bharathan,9(4), 349-366 (1983).
(7)

Steam-Water Counter-Current Flow in the Pressurizer

Takaki, T., Goda, R., Hayashi, K., Murase, M. and壁面摩擦係数とボイド率，混相流，Vol. 36(4), 440-451(2022).
(17) Bankoff, S. G., Tankin, R. S., Yuen, M. C. and Hsieh,

C. L., Countercurrent flow of air/water andsteam/water through a horizontal perforated plate, Int.
J. Heat Mass Transf., Vol. 24 (8), 1381-1395 (1981).
(18) 山本泰功，村瀬道雄，林公祐，細川茂雄，冨山明男，鉛直管内における気液対向流制限，混相流， Vol.
30(4), 392-401 (2016).
(19) 村瀬道雄，楠木貴世志，山本泰功，合田頼人，林公祐，細川茂雄，冨山明男，鉛直管での気液対向流制
限に対する流体物性値の影響，混相流， Vol. 31(2),INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-11

152-161 (2017).
(20) 佐野直樹，合田頼人，林公祐，村瀬道雄，冨山明男，鉛直管内でのフラッディング状態における管内流
動特性，混相流， Vol. 35(4), 533-542 (2021).
(21) Kusunoki, T., Murase, M., Fujii, Y., Nozue, T., Hayashi,
K., Hosokawa, S. Tomiyama, A., Effects of Fluid
Properties on CCFL Characteristics at a Vertical Pipe
Lower End, J. Nucl. Sci. Technol., Vol. 52(6), 887-896(2015).
(22) Takaki, T., Murase, M., Hayashi, K. and Tomiyama, A.,
Void Fraction and Interfacial Friction in Vertical Circular
Pipes with the Square Top End Under Flooding
Conditions, Nuclear Technol., Vol. 208(3), 503-519(2022).
(23) 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), 8292 (2020).

181

INSS JOURNAL Vol. 30 2023 NT-12
INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-12

182

統計的安全評価における代替統計モデルの適用（実機条件に対する不確かさ解析のベイズ推定）
Application of Surrogate Models for Statistical Safety Evaluation(Bayesian inference for uncertainty analysis of PWRs)
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 を用いて代替統計モデルによる燃料被覆管
最高温度のベイズ推定を行った．代替統計モデルによる 95%値の評価精度について，破断口径が1 インチ，3 インチ，5 インチの場合に対して，学習データのサンプリングを変更して統計的に検討した．各破断口径に対して，適応的サンプリングを適用することによって，代替統計モデルによる 95%値の評価は，RELAP5 計算の 95%値とよく一致し，順序統計法よりも精度が良く，変動が小さいことを確認した．また，代替統計モデルによる 95%/95%値の評価は，RELAP5 計算の 95%
値よりも大きく安全側の評価を与えることを確認した．一方，その変動の範囲は，3 インチ破断では順序統計法の変動の範囲に含まれるが，1 インチ破断と 5 インチ破断では，順序統計法による変動の範囲に含まれず，保守的な評価となった．代替統計モデルをより汎化性能の良いものにすれば，すべての破断サイズに対して，95%/95%値は RELAP5 計算の 95％値よりも安全側で，かつ順序統計法と比較して過度の保守性を排した評価になると考えられる．
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，適応的サンプリング

Abstract The present paper discusses Bayesian modeling and inference using the probabilistic programming
language Stan for the RELAP5 uncertainty analysis of fuel peak cladding temperature during a small break
LOCA scenario in PWRs. For the break sizes of 1, 3 and 5 inches, the accuracy of the 95% value estimatedby Bayesian modeling was examined statistically by changing the sampling of the training data sets. By
repeating adaptive sampling for each break size, it was confirmed that the 95% value estimated by Bayesianmodeling was almost the same as the 95% value calculated by the RELAP5 code, and more accurate and lessvariability than the order statistics. The 95%/95% value evaluated by Bayesian inference gave a safe side
evaluation compared with the 95% value of the RELAP5 code. The range of variation of the 95%/95% value
was included in the range of variation of the order statistics for the 3 inch break, but was not included in therange of variation of the order statistics for the 1 inch break and 5 inch break, resulting in an overly
conservative evaluation. If the surrogate model used in Bayesian inference had better generalization
performance, the 95%/95% value estimated by Bayesian inference for each break size would be on the safe
side of the 95% value from the RELAP5 code and would give an assessment excluding excessconservativeness compared with the order statistics.
Keywords Best estimate plus uncertainty (BEPU), Statistical surrogate model, Uncertainty analysis, Bayesian inference,
Adaptive sampling

1. 緒言

確かさを定量化する．統計的安全評価手法（Best Estimate
Plus Uncertainty, BEPU）(1)は，これらの不確かさをモンテ

大規模で複雑な人工物システムである原子力プラント

カルロ・サンプリングにより統合し，コード全体の不確かの安全性について十分な精度での議論を行うためには，詳さを評価する．本手法の適用により，最適評価結果に対す細な核熱水力計算モデルを実装した最適評価コードによる不確かさが定量的に評価され，過度の保守性を排した信るシミュレーションが不可欠である．最適評価コードは，

頼性の高い評価結果を得ることができる．統計的安全評価

原子力プラントを階層分解して要素ごとに物理現象をモ

手法は，米国，韓国，スペインなどの国で規制に採用されデル化し，それに対応する検証実験に基づいてモデルの不ており，日本でも採用が検討されている．日本では，日本＊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 . 30 2023 NT-12

183

原子力学会標準「統計的安全評価の実施基準」が 2008 年に及ぼす影響の大きい重要現象を抽出し，次いで，抽出しに策定され，2021 年に本手法の最新知見を反映した改訂

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版(2)が発行された．

さを定量化し，それから，これらの不確かさが安全評価パ

統計的安全評価では，最適評価コードを用いた多数回

ラメータの解析結果に及ぼす影響を評価する．

のモンテカルロ計算により統計的安全評価値を求める．最適評価コードは計算コストが大きいため，これを実施可能①入力パラメータの不確かさの特定と定量化な計算時間で行うためには，最適評価コードよりも計算コ
ストの小さな代替統計モデル(3)の適用が有効である．代替
統計モデルは，計算コードの入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

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

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．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，最適評価コードを用いた多数回のモンテカ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

ルロ計算の一部を実施して，これらを学習データとしてモデルを構築する．したがって，学習データ以外のデータに対する代替統計モデルの計算精度（汎化性能）の確認が必③解析結果に対する不確かさ評価
最適評価

要である．特に，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）に対する代替統計モデル

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の計算精度の評価が必要である．
2020 年の本誌論文(4)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．
2021 年の本誌論文(5)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．
2022 年の本誌論文(6)では，2020 年の本誌論文で実施した ROSA/LSTF における小破断 LOCA 模擬実験の不確かさ解析を対象に，不確かさ解析の代替統計モデルに対してベイズ推定(7) (8)を適用した．ベイズ推定により，95％値の計算精度をベイズ予測区間として定量的に，順序統計法(9)(10)

よりも精度良く評価できることを示した．
本論文では，2021 年の本誌論文で実施した実機プラン

トにおける小破断 LOCA 事象を対象に，不確かさ解析の代替統計モデルに対してベイズ推定を適用する．これにより，95％値の計算精度について，ベイズ予測区間を用いて定量的な検討を行う．

統計的安全評価(95%累積確率値)

図 1 統計的安全評価手法における不確かさ評価
図 1 に，統計的安全評価における不確かさ評価の概要を示す．統計的安全評価は以下の手順で実施する．①最適評
価コードの入力パラメータの不確かさを特定し，確率分布
として定量化する．②入力パラメータの不確かさ分布から
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．
統計的安全評価においては，95%累積確率値は最適評価
コードの直接計算で得られた確率分布から直接評価するのが厳密であるが，これでは計算コストが大きくなる．計
算コストを削減するために，順序統計法や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．
順序統計法は，統計理論から所定の確信度を有する評価を得るために必要なサンプル数（解析ケース数）を定めて不確かさを評価する方法である．解析ケースを抑えるこ

2. 統計的安全評価と代替統計モデル
統計的安全評価手法(1) (2)では，着目する事象に対し，まず重要度ランク表（PIRT）を作成して安全評価パラメータとにより，計算コストを削減することを意図している．必要なサンプル数は Wilks の式(9) (10)で与えられ，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，3 位，4 位，5 位

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-12

184に位置するために必要なサンプル数は，それぞれ 59 サン

𝑃𝑃�𝜃𝜃|𝑌𝑌� =プル，93 サンプル，124 サンプル，153 サンプル，181 サ
ンプルである．順序統計法は，不確かさパラメータの数に

𝑝𝑝�𝑌𝑌|𝜃𝜃�𝑝𝑝�𝜃𝜃�
𝑝𝑝�𝑌𝑌�

依存せずに適用できる頑健性があるが，解析ケースの選択

ここで𝑝𝑝�𝜃𝜃�を事前分布，𝑃𝑃�𝜃𝜃|𝑌𝑌�を事後分布という．ま

結果に依存して評価バラツキがあり，5％の確率で 95％累

た，データ Y が与えられたときの，新たなデータ y*が従積確率値を非安全側に評価する可能性がある．

う確率分布は，𝑝𝑝�𝑦𝑦 |𝜃𝜃�を 𝑝𝑝�𝜃𝜃|𝑌𝑌�で重みづけした積分として，次式で計算される．

𝑃𝑃�𝑦𝑦 ∗ |𝑌𝑌� � � 𝑝𝑝�𝑦𝑦 ∗ |𝜃𝜃�𝑝𝑝�𝜃𝜃|𝑌𝑌�𝑑𝑑𝑑𝑑

この 𝑃𝑃�𝑦𝑦 |𝑌𝑌� を y*の予測分布という．ここで，事後分

布𝑝𝑝�𝜃𝜃|𝑌𝑌�は一般に解析的に求めることができないため，

マルコフ連 鎖モンテカ ルロ法（MCMC 法） に より
図 2 代替統計モデル
本研究では，95％累積確率値の評価に対する代替統計モデルの適用性を検討している．代替統計モデルは，最適評価コードの入力と出力を近似するように少数のサンプ
ル（学習データ）から学習されたモデルである．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
価コードよりも計算コストが小さいため多数回の計算が可能であり，これから得られる確率分布から直接的に95％累積確率値を評価することができる．
一方，代替統計モデルを統計的安全評価に適用するにあたっては，学習データ以外のデータに対するモデルの汎化性能の確認が必要である．すなわち，最適評価コードを用いた 95％累積確率値に対する代替統計モデルを用いた
95％累積確率値の計算精度の確認が必要である．本研究では，2020 年および 2021 年の本誌論文(4) (5)において，代替
統計モデルによる 95％累積確率値の計算精度は，学習データを用いた交差検証によって推定可能であることを示した.

𝑝𝑝�𝑌𝑌|𝜃𝜃�𝑝𝑝�𝜃𝜃�に従う乱数を発生させて数値的に計算することが行われる．本研究では，確率的プログラミング言語
Stan(11)を用いて，事後分布の推定を行う．

本研究では，95％累積確率値の予測分布を用いて，95％
累積確率値の評価の不確かさを検討する．2022 年の本誌
論文(6)では，ROSA/LSTF における小破断 LOCA 実験の不確かさ解析にベイズ推定を適用し，95％値の計算精度をベ
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ことを示した．本論文では，実機プラントにおける小破断 LOCA 事象を対象に，不確かさ解析の代替統計モデルに対してベイズ推定を適用し，これにより，95％
値の計算精度について定量的な検討を行う．

3. RELAP5コ
コードによる不確かさ解析
3.1 対象事象
対象事象は 4 ループ加圧水型軽水炉（PWR）における小破断 LOCA 時高圧注入系不作動事象とした．PWR プラ

本研究では，代替統計モデルによる 95％累積確率値のントの小破断 LOCA 時には１次系が高圧状態で冷却材が計算精度について定量的な評価を行うために，代替統計モ

喪失していくため，高圧注入系の作動に失敗すると蓄圧注

デルにベイズ推定を適用し，95％累積確率値のベイズ予測入系による注水が遅れ，炉心損傷に至る可能性がある．こ

区間を評価する．

のためアクシデントマネジメント策として蒸気発生器を

ベイズ統計学の方法では，代替統計モデルに使用され利用した 2 次側強制減圧操作が行われる．

るパラメータを確率変数として扱い，不確かさを考慮した

表１に，不確かさ解析のベースケースとして設定した予測を行う．一般に，代替統計モデルは特定のパラメータ

主要な解析条件を示す．破断口位置は，加圧器接続ループ

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の低温側配管とし，
破断差サイズは 1，
3，
5 インチとした．

率分布𝑝𝑝�𝑌𝑌|𝜃𝜃�としてモデル化される．ベイズ推定は，デー

また，2 次側強制減圧の条件は，炉心出口温度が 350℃に

タ Y に基づきパラメータ θ の確率分布𝑃𝑃�𝜃𝜃|𝑌𝑌�を推定する

達してから 2 分後（運転員操作遅れを考慮）に主蒸気逃が手続きであり，以下のベイズの定理に基づいて計算される．

し弁を全開にするものとした．ROSA/LSTF における小破断 LOCA 実験では，2 次側強制減圧の操作は破断後 600 秒

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-12

表 1 主要解析条件
項目
解析条件
破断場所
加圧器接続低温側配管
破断サイズ
1，3，5 インチ
初期炉出力
定格
原子炉トリップ
加圧器圧力低タービントリップ
原子炉トリップと同時
安全注入信号加圧器圧力低主給水
原子炉トリップと同時に停止
補助給水
破断 60 秒後，全ループ給水
主蒸気逃がし弁
自動作動
高圧注入
不作動
蓄圧注入
全ループ作動低圧注入
全ループ作動炉心出口温度≧350℃到達後，2 次系強制冷却
遅れ時間 2 分で主蒸気逃し弁を全開と決まっていた.しかし，本論文の解析条件では，破断口径の違いによって 2 次側強制減圧の開始時刻が変化し，事故の事象進展も変わってくる．

185

最適評価コード RELAP5/MOD3(12)を使用して，3.1 節の解析条件をベースケースとし，
RELAP5/MOD3 コードの計算モデルの不確かさを変化させた統計解析を実施した(13)。
概要を以下に示す。
不確かさ解析は，日本原子力学会標準(2)に則って実施した．安全評価パラメータは PCT である．表 2 に，不確かさを考慮する重要現象とそれに対応する RELAP5 コードの計算モデル，および定量化した入力パラメータの不確かさを示す．
入力パラメータの不確かさ分布から，ランダム・サンプ
リング法により 1024 ケースのパラメータの組み合わせを
サンプリングし，各破断口径に対して解析を実施した．
1024 ケースの解析結果を集計し，PCT の 95%累積確率値
は一定値に収束することを確認した．
表 3 に，PCT の不確かさの統計値を示す．5%累積確率
値および 95%累積確率値は，以後，単に 5％値あるいは95%値とも言う.

3.2 燃料被覆管最高温度の不確かさ解析

図 3 に，全 1024 ケースに対する PCT 不確かさのヒスト
グラムを示す．ROSA/LSTF における小破断 LOCA 実験の

表 2 重要現象と入力パラメータの不確かさ
RELAP5 モデル
不確かさパラメータ
最小

最大

ヒストグラム

崩壊熱(14)1979 年度版 ANS
標準データ

崩壊熱乗数

0.98

1.02

一様分布

被覆管酸化(14)

Cathcart 相関式

酸化膜厚さ乗数

0.91

1.16

被覆管変形(14)

FRAP-T6 モデル

バースト温度乗数

0.86

1.07

露出炉心熱伝達(15)Dittus-Boelter
相関式

熱伝達係数乗数

0.58

1.88

炉心内相間摩擦(16)(17)

EPRI 相関式

相間摩擦係数乗数

0.13

3.00

伝熱管凝縮熱伝達(層流) (14)Nusselt 相関式

熱伝達係数乗数

0.56

1.44

伝熱管凝縮熱伝達(乱流) (14)Shah 相関式

熱伝達係数乗数

0.64

1.66

伝熱管入口 CCFL(18)CCFL 相関式

CCFL 定数

0.70

0.80

低温側配管水平層状化(19)Taitel-Dukler 式

水平層状化判定乗数

0.20

4.63

ダウンカマ相間摩擦(20)Kataoka-Ishii
相関式

相間摩擦係数乗数

0.58

1.60

重要現象

一様分布

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-12

表 3 PCT の不確かさの統計値
破断口径
項目
1 インチ
3 インチ
5 インチ

186

1 インチ破断では，1,000K 以下の低温領域で PCT の分
布が分離している．しかし，これは 95%値の評価に大きな影響を及ぼさないと考えられる．3 インチ破断では，PCT

5%値

1024.71161.9752.8

平均値

1067.11237.0

869.0

95%値

1116.41342.4

957.2

歪度

-0.90

0.85

-0.67

断では，PCT の不確かさ分布に双峰性が確認できる．この

0.14

ピークの単純な分離は困難と考えられ，精度の良い代替統

2.69

尖度

1.20

の不確かさ分布は高温度側で裾野の広い分布となっている．代替統計モデルを不確かさ解析に適用するにあたり，
PCT の 95%値の計算精度に留意が必要である．5 インチ破計モデルの構築において留意が必要である.

200

4. 不確かさ解析のベイズ推定N = 1024

Number of Frequency [-]160

4.1 ベイズ推定の適用

12080

本節では，3 節で説明した RELAP5 コードによる不確40

かさ解析を対象に，確率的プログラミング言語 Stan(11)を用いて，不確かさ解析のベイズ推定を行う．

0
940

980

1020 1060 1100 1140 1180 1220
PCT [K]

多項式による線形回帰と，それと RELAP5 計算との誤差(a) 1 インチ破断
200

本研究では，2021 年の本誌論文(5)と同様に，10 変数 2 次を評価するガウス過程回帰との和で表される代替統計モ
デルを構築した．学習データは，RELAP5 計算による 1024

N = 1024のデータセットの中からランダム・サンプリングにより抽Number of Frequency [-]160

出し，学習データ数は，順序統計法と比較する目的で，93120

サンプル, 124 サンプル, 153 サンプル, 181 サンプルとし80た．テストデータは，RELAP5 計算による 1024 のデータ

40

セットの中から学習データとは別に無作為に選んだ 500

0

1050

1130

1210

1290
PCT [K]

1370

1450

(b) 3 インチ破断

サンプルとした．テストデータの累積分布関数は，全デー
タの累積分布関数とほぼ一致することを確認している．
上記の代替統計モデルを Stan により実装し，MCMC の実行を以下のように行った(21) (22)．統計モデルの各パラメ

200

ータの事前分布は，
無情報事前分布（一様分布）
で与えた．

Number of Frequency [-]N = 1024

160

MCMC の繰り返し数およびバーンイン期間は 2500 およ120

び 1000 とし，マルコフ連鎖の数を 3 に指定した．MCMCの実行後には収束の判定指標である𝑅𝑅� が 1.1 以下となるこ

0における代替統計モデル（Stan）による PCT のベイズ推定80とを確認した．

40

表 4 および図 4 に，学習データ数 93 および 181 の場合

600 660 720 780 840 900 960 1020 1080
PCT [K]の結果を示す。

(c) 5 インチ破断

図 4 における青線は，各テストデータに対するベイズ

図 3 PCT の不確かさのヒストグラム(13)推定による平均値についての累積分布関数である.図には，不確かさ解析では，PCT の分布は正規分布に近い分布とタに対するベイズ推定による 5％点および 95％点についなった．しかし，本論文で対象とする実機における不確かての累積分布関数である．赤線は，全 1024 データに対す

さ解析では，PCT の分布は正規分布とは異なる．

る RELAP5 計算値の累積分布関数であり，学習データを90%ベイズ予測区間も示している．破線は，各テストデー

×印で示している。

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-12187

表 4 代替統計モデルによる PCT のベイズ推定（ランダム・サンプリング）
1 インチ

破断口径

3 インチ

5 インチ

学習データ数

93

181

93

181

93

181

90%区間に含まれる割合 [%]

74.0

93.4

83.4

90.2

74.6

91.6

95％累積確率値 [K]1192.41126.01337.81335.91012.6957.9

95％/95%値 [K]1272.11186.51480.31415.61105.71060.1(a) 1 インチ破断(b) 3 インチ破断(c) 5 インチ破断
図 4 PCT の累積分布関数（ランダム・サンプリング）
代替統計モデルによる PCT の累積分布関数（平均値）

表 4 には，テストデータ（500 サンプル）に対して，を RELAP5 計算と比較すると，各破断サイズに対して，

RELAP5 計算結果が 90%ベイズ予測区間に含まれる割合

93 サンプルの学習データでは，代替統計モデルによる計を示している.181 サンプルの学習データでは，90%区間に算結果は RELAP5 計算と比較して 95％値を過大評価した．

含まれる割合が約 90%となっており，代替統計モデルに

一方，181 の学習データでは，代替統計モデルによる計算

よる PCT の計算精度は，ベイズ予測区間によって定量的結果は RELAP5 計算とほぼ一致する結果が得られた．

に評価できると言える

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-12

188

定による 95%点に関する 95%累積確率値を求め，これを

1300
Stan95
Stan75/95
Stan95/95
Wilks95/95
RELAP51250

95%/95%値（95/95 値とも記す）として不確かさの指標とした．また，75%点に関する 95%累積確率値を求め，これを 75%/95%値（75/95 値とも記す）として 95%/95%値と平1200

均値との中間の指標とした．
図 5 に，PCT の 95％値について，学習データ数が 93 サ

1150

ンプル，124 サンプル，153 サンプル，181 サンプルの場
1100

1050

合に対する代替統計モデルによる評価（Stan95）と順序統
100

120

140

160

180

Number of Train Data [-](a) 1 インチ破断計法による評価（Wilks95/95）を比較して示す．赤線は，
RELAP5 計算による 95％値である.
順序統計法による評価では，1 インチ破断と 5 インチ破1550
Stan95
Stan75/95
Stan95/95
Wilks95/95
RELAP51500断の場合，学習データが増加しても 95%値の評価に大きな変化はない．これは，図 3 から分かるように、1 インチ
破断と 5 インチ破断では，95％値の近傍での PCT の分布のバラツキが小さいためである．一方，代替統計モデルに1450

よる 95％値の評価は，学習データ数が多くなるにしたが1400って精度が向上している．3 インチ破断では，いずれの学
習サンプル数についても，代替統計モデルの方が順序統計

1350

法よりも精度が良い．1 インチ破断では，124 サンプル以
1300

100

120

140

160

180

Number of Train Data [-]の方が順序統計法よりも精度が良い．

(b) 3 インチ破断

代替統計モデルによる 95％/95％値（Stan95/95）
，および

1200
Stan95
Stan75/95
Stan95/95
Wilks95/95
RELAP51150

上で，5 インチ破断では 181 サンプルで，代替統計モデル

および 75%/95%値（Stan75/95）は，すべての破断サイズ，
学習データ数に対して，順序統計法よりも高く評価した．

4.2 適応的サンプリングの適用

1100
1050

本節では，なるべく少ない学習データによって 95%累1000

積確率値の評価精度の良い代替統計モデルを構築するた
950
900

100

120

140

160

180

Number of Train Data [-](c) 5 インチ破断
図 5 PCT 95％値の順序統計法との比較（ランダム・サンプリング）
一方，ベイズ推定による 95％値と平均値の差異は，2022
年の本誌論文で評価した ROSA/LSTF 実験解析の場合は，
約 25 K であったのに対して，本論文の実機解析の場合は，1 インチ破断で約 60 K，3 インチ破断で約 80 K，5 インチ
破断で約 100 K と大きい．これは，実験解析よりも実機解
析の方が不確かさ解析の複雑度が大きいためと考えられる．
図 4 から分かるように，90%ベイズ予測区間は，データ
点ごとの変動が大きい．本研究では，各データのベイズ推

図 6 95%値を目標値とした適応的サンプリング(5)INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-12189

表 5 代替統計モデルによる PCT のベイズ推定（適応的サンプリング）
1 インチ

破断口径

3 インチ

5 インチ

学習データ数

103

123

103

123

103

123

90%区間に含まれる割合 [%]

86.0

92.6

87.2

93.0

79.4

87.6

95％累積確率値 [K]1149.71120.21351.41339.4

968.9

955.7

95％/95%値 [K]1215.51184.81446.21431.31059.11057.8(a) 1 インチ破断(b) 3 インチ破断(c) 5 インチ破断
図 6 PCT の累積分布関数（適応的サンプリング）
めに，適応的サンプリング(5)を適用した．適応的サンプリ開始した．そして，これらを入力とした RELAP5 計算をングは代替統計モデルに特有のサンプリング手法であり，行い，これらの結果を学習データとして代替統計モデルを目標値に向けて，効率的に学習データを選択する．

構築する．次に，代替統計モデルを用いて不確かさ解析を

図 6 に，95%値を目標値とした適応的サンプリングの手行い，PCT の累積確率分布を求める．さらに，この 95%値

続きを示す．適用的サンプリングは以下の手順で行う．初に対応する入力点から最も近いサンプリング点（本論文でめに，学習点を選択する．本論文では，93 個の学習点から

は 5 点）を新たな学習点として選択する．そして，これら

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-12190

表 4 および図 4 と比較して，適応的サンプリングによ1300
Stan95
Stan75/95
Stan95/95
Wilks95/95
RELAP51250って，少ない学習データでも 95%値の予測精度は向上し，
学習データ数 123 の場合で，RELAP5 計算値とほぼ一致す
る結果が得られた．

1200

図 7 に，PCT の 95％値について，適応的サンプリングを繰り返して適用した学習データ数が 103 サンプル，113

1150

サンプル，123 サンプルの場合に対する代替統計モデルに1100

よる評価（Stan95）と順序統計法による評価（Wilks95/95）

1050
90

95

100

105

110

115

120

125

130

を比較して示す．

Number of Train Data [-]順序統計法による評価では，これらのサンプル数に対(a) 1 インチ破断

して，93 サンプルの場合と変化はない．一方，代替統計モ
デルによる 95％値の評価は，適応的サンプリングを繰り

1550
Stan95
Stan75/95
Stan95/95
Wilks95/95
RELAP51500

返すことにより精度が向上し，各破断サイズに対して，113
サンプルで RELAP5 計算とほぼ一致する結果が得られた．
1 インチ破断では 113 サンプルで，5 インチ破断では 1031450

サンプルで，順序統計法よりも精度のよい評価結果が得ら
1400

れた．
ベイズ予測区間については，適応的サンプリングによ1350

り，95%値を与える入力データの周辺を多くサンプリング

1300
90

95

100

105

110

115

120

125

130

Number of Train Data [-]することで，95%値のベイズ予測区間は小さくなることが期待されたが，適応的サンプリングを適用した場合でも，(b) 3 インチ破断

ランダム・サンプリングの場合と比べてベイズ予測区間に大きな変化は無かった．これは，入力データの空間は 10

1200
Stan95
Stan75/95
Stan95/95
Wilks95/95
RELAP51150次元と高次元であり，30 点程度の学習データの追加では，
ベイズ予測区間に大きな影響を及ぼさなかったためと考

1100

えられる．

1050

代替統計モデルによる 95%/95%値（Stan95/95）
，および

1000

75%/95%値（Stan75/95）の評価は，ベイズ予測区間の幅が大きいため，3 インチ破断の 123 サンプルにおける

950

75%/95%値以外は，順序統計法による評価よりも高い結果

900
90

95

100

105

110

115

120

125

130

となった．

Number of Train Data [-](c) 5 インチ破断

4.3 順序統計法との比較

図 7 PCT 95％値の順序統計法との比較（適応的サンプリング）

95％累積確率値についての代替統計モデルによる評価と順序統計法による評価を厳密に比較するには，学習デーの学習点に対して RELAP5 計算を行い，これらの結果をタのサンプリングを変化させた統計的な検討が必要であ

学習データに追加して代替統計モデルを更新する．適応的

る．本研究では，RELAP5 による不確かさ解析（1024 サン

サンプリングの手続きにより，
RELAP5 コードによる 95％プル）から，93 サンプルのデータセットを無作為に 100 ケ

値に近いデータが学習データに追加されることになり，代ースずつ抽出し，各々のケースに対して，順序統計法によ

替統計モデルの 95%値の計算精度が向上することが期待

り PCT の 95％信頼水準／95%累積確率値を求めるとともできる．

に，代替統計モデルにより 95%累積確率値を評価した．代

表 5 および図 6 に，適応的サンプリングを繰り返し適替統計モデルによる評価では，各ケースの 93 サンプルの用した学習データ数 103 および 123 の場合における代替

データセットに対して，適応的サンプリングを繰り返し，統計モデルによる PCT のベイズ推定の結果を示す。

93, 98, 103, 108, 113, 118, および 123 サンプルのデータセ

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-12

表 6 代替統計モデルによる PCT のベイズ推定（100 ケースの集計）

1200

代替統計モデル

順序
統計法

95%値

75/95 値

95/95 値

95/95 値

平均値 [K]

1117.51140.11173.91128.7

最大値 [K]1124.11152.61203.01140.6

最小値 [K]

1109.41126.61138.31115.9標準偏差 [K]

2.4

5.2

12.4

6.5

平均値 [K]1346.91380.91431.81381.8最大値 [K]

1360.71397.41459.31460.0

最小値 [K]

1328.11360.41403.11318.41460

標準偏差 [K]

5.2

7.2

11.2

32.2

1440

評価法
統計量
1 インチ破断

1180
1160
1140
1120
1100

RELAP5 95%値

RELAP595%値

3 インチ破断

5 インチ破断

191

Stan 95%値

代替統計
モデル
95%値

Stan 75%/95%値 Stan 95%/95%値 Wilks 95%/95%値

代替統計
モデル
75%/95%値

代替統計
モデル
95%/95%値

順序統計法
95%/95%値(a) 1 インチ破断1420

平均値 [K]

960.0

1000.11059.2

976.9

1400

最大値 [K]

973.0

1019.51083.41002.21380

最小値 [K]

944.9

984.9

1028.5

946.6

1360

標準偏差 [K]

4.6

6.0

10.8

13.8

1340
1320
RELAP5 95%値

ットを用いた代替統計モデルによる 95%値が，RELAP5 計

RELAP595%値

算による 95%値と差異が最小となる学習データ数を決定
表 6 に，無作為に抽出した 100 ケースのデータセット

1100に対して，PCT の 95％値を代替統計モデルと順序統計法

1080

により評価した結果を比較して示す．代替統計モデルにつ1060

いては，75%/95%値および 95%/95%値の評価結果も併せ1040て示している．図 8 に，100 ケースの解析結果を要約した

1020

箱ひげ図を示す．これには RELAP5 計算による 95%値も1000

併せて示している．

980

順序統計法による 95%/95%値はサンプルケースごとの960

変動が大きい．特に，3 インチ破断のケースでは，図 3 か940

キが大きいため，標準偏差は 32.2 K と大きい．また，順序統計法による 95%/95%値は，RELAP5 計算の 95%値よりも小さくなるケースがある．これは統計的に 5%の割合でStan 75%/95%値 Stan 95%/95%値 Wilks 95%/95%値

代替統計
モデル
75%/95%値

代替統計
モデル
95%/95%値

順序統計法
95%/95%値(b) 3 インチ破断し，これを用いてベイズ推定を行った．

ら分かるように，95％値の近傍での PCT の分布のバラツ

Stan 95%値

代替統計
モデル
95%値

RELAP5 95%値

RELAP595%値

Stan 95%値

代替統計
モデル
95%値

Stan 75%/95%値 Stan 95%/95%値 Wilks 95%/95%値

代替統計
モデル
75%/95%値

代替統計
モデル
95%/95%値

順序統計法
95%/95%値(c) 5 インチ破断
図 8 PCT 95％値の分布（100 ケースの集計）

生じる．

代替統計モデルによる100ケースの95%値の平均値は，

代替統計モデルに よる100ケースの95%/95%値は，1インチ破断で 1117.5 K，3インチ破断で1346.9 K，5イン

RELAP5計算の95%値よりも大きく安全側の評価である．

チ破断で960.0Kであり，それぞれRELALP5計算による

一方，100ケースの変動の範囲は，3インチ破断では順序統95％値とよく一致する結果が得られた．また，標準偏差は計法の変動の範囲に含まれるが，1インチ破断と5インチ破それぞれ2.4 K，5.2 K，4.6 Kであり，評価のバラツキは小断では，順序統計法による変動の範囲に含まれず，保守的

さい．このように，適応的サンプリングを適用することにな評価となった．代替統計モデルによる100ケースのよって，代替統計モデルによる95%の評価は，順序統計法

75%/95%値は，95%値と95%/95%値とのほぼ中間の評価でよりも精度が良く，バラツキが小さい結果が得られた.

あり，RELAP5計算の95%値と比べて安全側の評価となっINSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-12

た．また，100ケースの平均値は，1インチ破断や5インチ

192

る場合，順序統計法では，評価値の順位に対応する数値を破断の場合でも順序統計法による変動の範囲に含まれる

PCT と ECR で割り振るため，評価値が 1 つの場合と比べ結果となった．本研究では，代替統計モデルとして，2次て 95%/95%値の評価の変動が大きくなる．これに対して，

多項式による線形回帰と誤差を評価するガウス過程回帰

代替統計モデルでは，PCT と ECR の 2 ケースの代替統計との和を使用したが，より汎化性能の良い代替統計モデル

モデルを構築するため 95%値の評価精度は評価値が 1 つを構築すれば，ベイズ予測区間を小さく評価することがでの場合と変わりない．一方で，適応的サンプリングの適用

き，すべての破断サイズに対して，95%/95%値をRELAP5にあたっては，PCT と ECR の両方の 95%値の評価精度を計算よりも安全側かつ順序統計法と比較して過度の保守向上するような学習データのサンプリングの検討が必要性を排した評価を与えると考えられる．

となる．

5. 結言

本研究は，原子力分野における DX（デジタルトランス
フォーメーション）や AI 応用の研究の一例として位置づけることができる．実機プラント解析における不確かさに

統計的安全評価では，安全解析コードを用いた多数回

は，本論文で扱った最適評価コードの不確かさ以外にも，のモンテカルロ計算により統計的安全評価値を求める．こ事故時プラント条件の不確かさ，事故シナリオの不確かされを実施可能な計算時間で行うためには，安全解析コード

等がある．これらの不確かさをデータベースとして整備し，よりも計算コストの小さな代替統計モデルの適用が有効

パラメータの感度解析を実施すれば，原子力プラントの更である．

なる安全性向上のための事故対策の最適化が可能となる．

本論文では，最適評価コード RELAP5 を用いた実機プ

代替統計モデルは，このような最適化を実用的なものにす

ラント小破断 LOCA 事象の統計的安全評価を対象に，確るために有効な技術であり，今後も研究を進展させること

率的プログラミング言語 Stan を用いて代替統計モデルにが必要であると考えられる．

よるベイズ推定を行い，安全評価パラメータ（PCT）の評
価結果を，RELAP5 による計算結果と比較検討した．
代替統計モデルによる 95%値の評価精度について，破引用文献

断口径が 1 インチ，3 インチ，5 インチの場合に対して，
学習データのサンプリングを変更して統計的に検討した．

(1) B. Boyack, R. Duffey, G. Wilson, P. Griffith, G. Lellouche,

各破断口径に対して，適応的サンプリング適用することに

S. Levy, U. Rohatgi, W. Wulff, N. Zuber, “Quantifying

よって，代替統計モデルによる 95%値の評価は，RELAP5

reactor safety margins: application of code scaling,

計算の 95%値とよく一致し，順序統計法よりも精度が良applicability,

く，変動が小さいことを確認した．また，代替統計モデル

methodology to a large break, loss-of-coolant accident,”

による 95%/95%値の評価は，RELAP5 計算の 95%値より

NUREG/CR-5249 (1989).

も大きく安全側の評価を与えることを確認した．一方，その変動の範囲は，3 インチ破断では順序統計法の変動の範囲に含まれるが，1 インチ破断と 5 インチ破断では，順序統計法による変動の範囲に含まれず，保守的な評価となった．
今後の課題として，より汎化性能の良い代替統計モデ
ルを構築することが望ましい．これにより，ベイズ予測区

anduncertainty(CSAU)

evaluation(2) 日本原子力学会, “統計的安全評価の実施基準：2021”,
AESJ-SC-S001:2021 (2021).
(3) A.C. Davison, “Statistical Models,” Cambridge University
Press (2008).
(4) 木下郁男, “統計的安全評価における代替統計モデルの適用（不確かさ解析への適用性に関する検討）,”
INSS JOURNAL, Vol.27, pp.219-230 (2020).

間を小さく評価することができ，すべての破断サイズに対(5) 木下郁男, “統計的安全評価における代替統計モデル

して，95%/95%値は RELAP5 計算の 95％値よりも安全側の適用（実機条件の不確かさ解析に対する適用性ので，かつ順序統計法と比較して過度の保守性を排した評価検討）,” INSS JOURNAL, Vol.28, pp.151-162 (2021).

になると考えられる．
また，代替統計モデルの有効性が期待できる応用として，評価すべき安全評価パラメータが複数の場合への適用が考えられる．たとえば，LOCA 時の安全評価パラメータとして，PCT に加えて ECR（等価被覆酸化量）を評価す(6) 木下郁男, “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）,”INSS JOURNAL, Vol.29, pp.217-228 (2022).

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-12

193(7) A. Gelman, J.B. Carlin, H.S. Stern, D.B. Dunson, A.

(19) 鳥毛俊秀, 木下郁男, 山田実, "小破断 LOCA 時高圧

Vehtari, D.B. Rubin, “Bayesian Data Analysis, Third

注入系不作動事象への統計的手法の適用；（9）重要

edition,” Chapman and Hall/CRC (2013).

現象に係るモデル不確かさの定量化（伝熱管凝縮熱(8) 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).

伝達，低温側配管水平層状化）," 日本原子力学会
2014 春の大会, L24 (2014).

(9) S.S. Wilks, “Statistical Prediction with Special Reference(20) C. Clark, J.P. Schlegel, T. Hibiki, M. Ishii, I. Kinoshita,

to the Problem of Tolerance Limit,” Annals of“Uncertainty in RELAP5/MOD3.2 calculations forMathematical Statistics, 13, pp.400-409 (1942).

interfacial drag in downward two-phase flow,” Annals of(10) A. Guba, M, Makai, P. Lenard, “Statistical Aspects of Best
Estimate Method-I,” Reliability Engineering and System
Safety, 80, pp.217-232 (2003).
(11) Stan Development Team, “Stan Modeling Language Users
Guide and Reference Manual,” Ver. 2.29, https://mcstan.org, (2022).
(12) The RELAP5 code development team, “RELAP5/MOD3
code manual,” NUREG/CR-5535 (1995).
(13) I. Kinoshita, M. Murase, “Uncertainty analysis of small
break LOCA with HPI failure in PWRs: A comparison of
uncertainty of quantification between Monte Carlo andWilks’ formula approach,” Proceedings of the ANS Best
Estimate Plus Uncertainty International Conference(BEPU2018), BEPU2018-149, Lucca, Italy, May 13-19(2018).
(14) 鳥毛俊秀, 木下郁男, 山田実, "小破断 LOCA 時高圧
注入系不作動事象への統計的手法適用 ～被覆管酸化，崩壊熱，被覆管変形および伝熱管凝縮に係る
RELAP5 モ デ ル の 不 確 か さ の 定 量 化 ," INSSJOURNAL, Vol.21, pp.213-222 (2014).
(15) T. Torige, I. Kinoshita, “Application of the statistical safety
evaluation method to the small break LOCA with highpressure injection failure (Quantification of the uncertainty
of uncovered core heat transfer model),” Proceedings of
the ASME 2013 International Mechanical Engineering
Congress & Exposition (IMECE2013), IMECE201364305, San Diego, CA, November 13-21 (2013).
(16) 木下郁男, 鳥毛俊秀，山田実, "炉心内相間摩擦にかかる RELAP5 モデルの不確かさの定量化," INSSJOURNAL, Vol.24, pp.201-210 (2017).
(17) I. Kinoshita, T. Torige, M. Yamada, “Uncertainty
quantification of the RELAP5 interfacial friction model inthe rod bundle geometry,” Journal of Nuclear Engineeringand Radiation Science, Vol.2, No.2, 021003 (2016)(18) 楠木貴世志, 村瀬道雄, 冨山明男, "蒸気発生器に伝熱管下端における気液対向流制限に関する研究のレビュー," INSS JOURNAL, Vol.24, pp.211-220 (2017).

Nuclear Energy, Vol. 94, pp.230-240 (2016).
(21) 松浦健太郎, “Stan と R でベイズ統計モデリング,” 共
立出版 (2016).
(22) 馬場真哉, “R と Stan ではじめるベイズ統計モデリン
グによるデータ分析入門,” 講談社 (2019).

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-13194

上下端がラウンドの鉛直管に おける気液対向流の数値計算
Numerical Simulation of Gas-Liquid Counter-Current Flow in a Vertical Pipe withRounded Top and Bottom Ends
村瀬 道雄 (Michio Murase)*1

高木 俊弥 (Toshiya Takaki) *1

歌野原 陽一 (Yoichi Utanohara)*2

要約
数値流体力学（CFD）コードを用いた数値計算は寸法や流体物性値が熱流体挙動に及ぼす影響を評価するのに有効な方法である．しかし，鉛直管における気液対向流挙動の数値計算に成功した事例は見当たらない．そこで，本報告では，CFD コード FLUENT を使用して直径 40 mm
で上下端がラウンドの鉛直管を用いた空気と水での対向流実験データで検証解析を行い，CFD コ
ードの気液対向流への適用性を評価した．実験では上端で水の落下が制限される気相体積流束 JGが小さい条件に対し，落下水体積流束 JL の計算値は測定値とよく一致したが，落下液膜の気液界面での数値拡散が大きく液相体積率 αL を過大に計算した．これは，傾斜管では重力により気液界面での数値拡散が抑制されるが，鉛直管では数値拡散を抑制する力が作用しないことによる．JG が大きくなると，実験では水の落下が下端で制限されるが，計算では JL の減少が大きく下端での落下水制限を再現できなかった．CFD コードを鉛直管での気液対向流の計算に適用するには技術課
題が多いことを確認した．
キーワード

鉛直管，気液対向流，数値流体力学（CFD），落下水体積流束，ボイド率

Abstract Numerical simulation with computational fluid dynamics (CFD) codes is a useful approach toevaluate effects of scale and fluid properties on thermal-hydraulic behavior. However, accurate CFD results
have not be obtained for gas-liquid counter-current flows in vertical pipes. In this report, therefore, we used
the CFD code FLUENT to carry out numerical simulation for experiments of air-water counter-current flows
in a vertical pipe with the 40 mm diameter and rounded top and bottom ends, and we evaluated applicabilityof the CFD code to counter-current flows. For a small value of the gas volumetric flux JG where the falling
liquid volumetric flux JL was experimentally restricted at the top end (i.e. flooding there), the computed JL
value agreed well with the measured JL value, but the computed liquid volume fraction αL was larger than themeasured αL due to the numerical diffusion of the gas-liquid interface. This was due to there being no force
to suppress the numerical diffusion in a vertical pipe, though gravitational force suppresses the numerical
diffusion in an inclined pipe. In the region of large JG, flooding experimentally occurred at the bottom end,
but flooding at the bottom end was not numerically simulated. We confirmed that there are some technicalissues when applying the CFD code to counter-current flows in a vertical pipe.
Keywords vertical pipe, gas-liquid counter-current flow, computational fluid dynamics (CFD), falling liquid volumetricflux, void fraction

1.

はじめに

高温・高圧設備が多い原子炉では，CFD コードが熱流体挙動の詳細な評価に広く活用されている．しかし，原子炉には大口径の高温・高圧配管があり，事故時

気液二相流挙動は複雑であり，気液対向流に対してはには流量が低下し，配管の下方に気相空間が形成され

主に実験的に評価(1)-(3)されてきた．気液対向流では，ると蒸気が上昇し凝縮水が重力落下する気液対向流

水平管と傾斜管への CFD の適用例(3)は多いが，鉛直管が生じる場合がある．本研究の目的は，鉛直管での気への適用例は少ない．

液対向流における流動特性に関する相関式の不確か

事故解析では一次元気液二相流モデルが広く使用さを減少することである．本報告の目的は，鉛直管でされており，壁面摩擦係数 fw と界面摩擦係数 fi の相関の気液対向流への数値流体力学（CFD）コードの適用

式を用いてボイド率 αG と圧力勾配 dP/dz を計算する．

性を評価することである．

炉心冷却に直接影響する気液対向流での落下水制限

計算機と CFD 技術の発展は目覚ましく，大規模な＊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

技術システム研究所
技術システム研究所（CCFL）に対する測定例(1)-(3)は多いが，αG の測定例は

現 公立小松大学

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-13

195

少ない．Bharathanら(4)-(5)は，鉛直管での気液対向流の
空気・水実験を行い，液膜厚さδを測定したが測定の不確かさが大きいため，fw = 0と近似して下端フラッ
ディングに対するfiを求めて相関式を提案した．その2. 数値計算の例
2.1 ロッドバンドル

後，鉛直管での気液対向流の流動特性に関する実験は行われていなかった．Godaら(6)-(7)は，神戸大学の冨山

CFDコードFLUENTを用いて4×4ロッドバンドル

研究室で直径20 mmと40 mmの鉛直管を使用して空気における停滞水（液相体積流束JL = 0）での空気・水実と水での気液対向流実験を行い，CCFL特性および験に対する数値計算(15)を実施し，αGの計算値と測定値

dP/dzとαGを測定し，環状流モデルを用いてfwとfiを求を比較した．下部タンク，ロッドバンドル，上部タンめ，fw = 0の近似を用いると不確かさが大きくなるこ

クをモデル化して計算セルの総数62,500，二相流モデとを明らかにした．著者ら(8)-(10)は，神戸大学の冨山研

ルにvolume of fluid（VOF）法を，乱流モデルに標準k-

究室での実験に参加し，鉛直管の上下端の形状を変更

εを使用し，時間ステップ0.01～0.1 msで過渡計算した．

してCCFL特性およびdP/dzとαGを測定し，環状流モデ

計算で求めるのはαGの時間平均値であるが，気液対向ルを用いてfwとfiを求め，これらの相関式を提案した．

流では変動が大きく計算が不安定であるため，過渡計

fwとfiの相関式の作成では，dP/dzやδの従来データおよ算にした．気相体積流束JGが小さい範囲ではαGの計算

び各種の従来相関式を参照するとともに，大口径の高値は測定値と比較的よく一致したが，JGが大きい範囲

温・高圧条件に適用しても工学的な非合理性が生じな

ではαGの計算値は測定値より高くなった．この原因をいように留意したが，大口径の高温・高圧条件に対す検討した結果，上端でのフラッディングによりバンド
ル内に液相が供給されない（つまり，上端での|JL|を過る検証が十分とは言えない．
直径が約0.75 mの傾斜管と水平管で構成されるホッ小に計算した）ためと判断した．

トレグにおける気液対向流を対象とするCFD解析の事例(3), (11)-(12)は多いが，鉛直管を対象とするCFD解析の事例(13)-(14)2.2 傾斜管と水平管（ホットレグ）は少ない．著者らの研究グループでは，神戸大学の冨山研究室で直径50 mmのホットレグモデ

直径0.75 mの傾斜管と水平管で構成されるホットレ

ルを用いて空気・水実験を行い，CFD解析モデルを検グを対象とするCCFL評価では，神戸大学の冨山研究証し，CFD解析で直径0.75 mの高温・高圧条件での室で実機の1/15縮小モデル（直径50 mm）での空気・

CCFL特性を計算して相関式を提案した．一方，直水実験を行い，FLUENTを用いた実験解析と実規模解径が約0.3 mの鉛直管と微傾斜管で構成される加圧器析を行った．下部タンク，ホットレグ，上部タンクを(12)では，鉛直管上端から流モ デ ル 化 し ， 流 路 断 面 で の 計 算 セ ル 数 299 で 総 数入する液相体積流束JLを過小に計算するため，鉛直管

59,000，乱流モデルに標準k-εを，二相流モデルに二流の壁面からの給水を入力して微傾斜管での気液対向体モデルもしくはVOF法を使用し，時間ステップ0.1

流挙動を計算した．また，蒸気発生器の伝熱管でのmsで過渡計算した．二流体モデルでは，界面摩擦の相CCFL評価を目的とした上端がラウンドで下端がシャ関式を用いて気相と液相の速度を別々に計算するが，ープエッジの鉛直管での気液対向流に対するCFD解

界面摩擦の相関式が計算結果に及ぼす影響は比較的サージ管に対するCFD解析

(13)

(14)

析

では，上端から流入するJLを過小に計算するため，小さかった．VOF法では，気相と液相の速度を同じと鉛直管の壁面からの給水を入力して下端でのJL を計して計算するが，気液対向流では気液の分離が明確で算した．このように，鉛直管でのCCFL特性に対してあるため，実規模計算では界面摩擦の相関式を必要とは，CFD解析による定量的な評価に成功していない．

しないVOF法を使用した．実規模計算では，空気・水

本報告では，直径40 mmで上下端がラウンドの鉛直実験装置に対する解析モデルを15倍して使用した．

を対象に，直径0.75 mの実規模に対する計算結果(12)を図1に示CFDコードFLUENTを用いて流動特性を計算し，測定

す．流動状態の計算は，圧力P = 0.1 MPa，温度T = 100 ℃管を用いた空気と水での気液対向流実験(10)値と比較評価した．これまでのCFD解析(12)-(14)ではの飽和状態であり，蒸発や凝縮の相変化はない．液相

CCFL特性を評価したが，本報告では，CCFLおよびの下流端で波が形成され，波は気相との界面摩擦で逆

dP/dzとαGを評価した．

流しながら成長し，45°曲り管の近傍でロールウェイ

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-13

196

ブになり傾斜管を吹上げる．計算結果は実験での観察と実規模解析(13)を行った．実験装置に対する計算グリ

結果によく類似している．P = 0.1～8 MPaでパラメーッドを図2の(a)に，実規模（D = 0.3 m）に対する流動タ計算を行い，気相と液相のWallisパラメータJG*とJL*状態の計算結果を図2の(b)に，CCFL特性の計算値を図で整理し，計算結果はP < 0.3 MPaでの測定値から作成

2の(c)に示す．

したEq. (1)と1.5 MPaに対するフィット式Eq. (2)の範囲に収まることを示した．図1に示す結果は，CFD解析で期待した結果が得られた場合である．

Steam
Water

Hot leg(a) 実験装置に対する計算グリッド(a) 流動状態の計算結果（D = 0.75 m）

0.7

0.1 MPa
0.3 MPa
1.5 MPa
5 MPa
8 MPa
Eq. (1)
Eq. (2)

Steam-Water(JG*)1/2

0.6Standard k-ε0.5(b) D = 0.3 m, JG = 10 m/sでの流動状態

0.4
0.3

Laminar

0.6

0

0.1

0.2

(JL*)1/2

0.3

0.4

1.5 MPa, S-W, 1D

1.5mm,
MPa,θ=0.6°
S-W, 3D
D = 300
0.1 MPa, A-W, 1D
0.1 MPa, A-W, 3D
8.0 MPa, S-W, 3D
Eq. (3)0.4

JG*1/2

Eq. (1): JG*1/2 = 0.608−0.238JL*1/2−1.28JL*
Eq. (2): JG*1/2 + 0.79 JL*1/2 = 0.68

0.2(b) CCFL特性の計算値（D = 0.75 m）

Eq. (3):
JG*1/2+0.60JL*1/2 = 0.56±0.035(θ = 0.6°)

(12)

図1

実規模ホットレグに対する気液対向流の計算

2.3

鉛直管と微傾斜管（加圧器サージ管）0

直径が約0.3 mの鉛直管と微傾斜管で構成される加での空気・水実験を行い，FLUENTを用いた実験解析

0.2

JL*1/20.4

0.6(c) CCFL特性の計算値（D = 0.3 m）

圧器サージ管を対象とするCCFL評価では，神戸大学の冨山研究室で実機の1/10縮小モデル（直径30 mm）

0

図2

加圧器サージ管に対する気液対向流の計算(13)INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-13

197

微傾斜管の長さLと直径Dの比はL/D = 63，傾斜角は

ε乱流モデルよりk-ω SSTの方が実験値に近い結果がθ = 0.6°である．下部タンク，サージ管，上部タンク得られた(14)．k-ω SSTを用いると，JLの計算値は，P =をモデル化し，流路断面での計算セル数142で総数

7 MPaでは実験値と一致したが，低圧では過大に評価

128,000，二相流モデルにVOF法を使用し，時間ステッした．このように，CFD解析は鉛直管における気液対

プ0.01～0.1 msで過渡計算した．図2 (a)に示すように，

向流での落下水速度を定量的に評価するに至ってな

実験では水平管で下部タンクに空気を供給したが，計

い．

0.6

算が不安定になる頻度が多いため，計算では空気の流入面積を実験の10倍以上にして低速で流入させた．鉛直管の上端で水の落下が抑制されてJL を過小に計算するため，図2 (a)に示すように鉛直管の壁面から低速

ROSA-IV/LSTF*
VOF, laminar
VOF, k-ω SST

SteamWater

0.4

JL*1/2度で給水して微傾斜管での気液対向流挙動を計算した．また，粘性流モデルに標準k-ε乱流モデルを使用す

0.2

るとJLを過小に計算したことから，層流モデルを使用した．図2 (b)に示すように，標準k-εでは微傾斜管での(*Yonomoto et al., 1991.)

水位が浅くなった．層流モデルでも，標準k-εを使用し0

たホットレグ（図1 (a)参照）と同様に，液相の下流端で波が形成され，波は逆流しながら成長して90°エル
図3は0.1 msにした．図2 (c)に示すように，CCFL特性の三110

鉛直管下端での落下水速度への圧力の影響(16)（蒸気・水の飽和条件, JG*1/2 = 0.6）

し，大気圧の蒸気・水系では計算が不安定で時間ステップを0.01 msオーダーとし，計算が安定化する高圧で0.1

Pressure (MPa)ボの近傍でロールウェイブになり，傾斜管を吹上げる様相が計算された．気液密度比が計算の安定性に影響

0.01

3.

実験と計算の方法

3.1

実験装置と実験条件

次元（3D）計算値は一次元（1D）層状流モデルによる計算値とほぼ一致した．気液二相流挙動の評価では不確かさが大きいため，異なる方法やモデルを用いて相互比較を行い，結果の不確かさを評価することが望ま

鉛直管の直径はD = 40 mm，高さはH = 800 mmであり，

しい．

2.3

気液対向流の空気・水実験の装置(10)を図4に示す．
上下端は曲率R = D/2のラウンド形状である．圧縮機か鉛直管（蒸気発生器の伝熱管）

らの空気を下部タンクに，ポンプからの給水を上部タンクに供給し，鉛直管内に気液対向流を形成する．落

蒸気発生器の伝熱管は直径が約20 mmの鉛直管で下水体積流束JL は下部タンクの水位上昇率で測定さあり，高温・高圧でのCCFL特性の測定値があるが，測れ，圧力勾配dP/dzは高さ640 mmでの差圧を1.0 kHzで定の不確かさが大きい．CFD解析

では，下部タンク，50秒間収録した平均値が使用されている．ボイド率αG

上端がラウンドで下端がシャープエッジの鉛直管，上は，閉鎖速度1/30 sの遮断弁を用いた弁締切法で測定部タンクをモデル化し，総セル数49,000とし，二相流され，60回の測定値の平均値が使用されている．

(14)

モデルにVOF法を使用した．計算を安定化するために，

実験では，気相体積流束JGを変数としてJG = 1.9～

気相の流入面積を広くし，流入速度JG,inを小さくした．

9.5 m/sの範囲でJLおよびdP/dzとαGが測定された．実また，鉛直管の上端で落下水速度JLを過小に計算する験 (10)での流動状態をtime-strip画像 (17)で図5に示す．

ため，鉛直管の壁面から給水して下端でのフラッディ

time-strip画像は，350 frame/sで撮影された高速度ビデングを計算した．

オ画像から，鉛直管の軸中心部付近の画像を1-pixel幅

蒸気・水の飽和条件で，気相速度JG*1/2 = 0.6におけるで抽出して時系列に配置したもので，縦軸が軸方向位を図3に示す．層流モ

置zを示し横軸が時間tを示す．低JG（≦4.8 m/s）では，

デルを用いると，JLを過大に計算するが，明確な流体上端でJLが制限され，管内にsmooth film (SF) が形成さ

物性値の影響は表れていない．JLの計算値は，標準k-

れた．JGを増加すると，5.1 m/s≦JG≦6.4 m/sでは下端

落下水速度JLへの圧力の影響(16)

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-13

198

でもJLが制限され，下端から擾乱波が発生する

発生した擾乱波が上部タンクに到達し，rough film I

transition (TR) に移行した．JG = 6.7 m/sでは，下端で(RF-I) になった．さらにJGを増加すると，JG≧7.2 m/s
では，管内で擾乱波が発生するrough film II (RF-II) になった．SF，TR，RF-I，RF-II では，フラッディング
が上端，上端と下端，下端，管内で生じている．
CFD解析では，代表的な流動状態として，JG = 3.8 m/sのSFとJG = 6.7 m/sのRF-Iを計算対象にした．

3.2

計算モデルと計算条件

計算メッシュを図6に示す．直径D = 40 mmと上下端
ラウンド形状の曲率R = D/2は実験装置と同じである
が，高さは1,000 mmである．初期の計算メッシュの作
成はアンシスジャパンに委託した．計算負荷を小さくするためにセル数15万以下を目標とし，156,000であった．上部タンクで逆流が生じて計算が不安定化したため，上部タンクの高さを延長しセル数198,000になった（図6 (a)参照）．また，気液界面での数値拡散を抑図4

鉛直管内気液対向流の実験装置(10)制するためにメッシュ寸法を小さくし，セル数
367,000になった（図6 (b)参照）．このため，セル数は
図3に示した鉛直管の下端でのフラッディング計算の約7倍になり，計算負荷が大きくなった．

Air(a) Smooth film (JG = 1.85 m/s)

Top

BottomDrain Water

Air(a) 初期のメッシュ（Nc = 198,000）(b) Transition (JG = 5.08 m/s)(b) 詳細なメッシュ（Nc = 367,000）
図6 計算メッシュ(c) Rough film Ⅱ (JG = 9.15 m/s)
図5流動状態のtime-strip画像(17)計算条件を表1に示す．流体は，大気圧で25 ℃の空
気と水である．混相流モデルにはvolume of fluid（VOF）
法を使用し，乱流モデルには図3の計算でJLの計算値が測定値に最も近いk-ω SSTを使用した．過渡計算と

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-13

し，計算の安定性により時間ステップをΔt = 0.03～0.1
msの範囲で変更した．計算条件は，SFのJG = 3.8 m/sとRF-IのJG = 6.7 m/sにした．JG = 6.7 m/sのCase 2ではJL

Air
φ100 mm

が上端で制限され下端での落下制限を再現できなかDrainったため，Case 3では鉛直管の壁面から給水した．
表1

アンシスFLUENT 2020 R2

流体

室温室圧の空気と水

二相流モデルVolume of Fluid (VOF)

乱流モデル

k-ω SST（低ﾚｲﾉﾙｽﾞ相関式）

時間

過渡（Δt = 0.03～0.1 ms）

Case

1

2

3

入口

JG [m/s]

3.8

6.7

6.7

条件

流動状態

SF

RF-I

RF-I

壁面給水

なし

なし

あり

図7

計算には一般的なデスクトップ計算機を使用し，4コアの並列演算にした．367,000セルのVOF法では計算は負荷が大きく，過渡1秒の計算に約10日を要した．

液塊

200
0

‐20

10

過する過渡時間を4秒とし，JLおよびdP/dzとαGの時間‐100r [mm]

1020(b) Fluid vertical velocity8

平均値を4 s～6 sでの計算値から求めた．

vz [m/s]

セル数367,000，時間ステップΔt = 0.03～0.1 msで6秒存した．本研究では，水平断面平均速度（JGとJL）お

6
4

‐2

的な液相体積率αL の等値図と速度ベクトル図を保存した．このため，計算結果から評価できる事項は限定される．
図8980 mm
500 mm
20 mm

2
液塊

0

よびdP/dzとαGのデジタル値の時間変化，および定期

4.1

980 mm
500 mm
20 mm

400

しくは変更してから液相が高さ1.0 ｍの鉛直管を通計画した物理量に限定し，限られた回数の計算値を保(a) Fluid density

600

下速度が約0.3 m/sであることから，計算条件を設定も値の容量が膨大になる．このため，計算結果を事前に液相体積率の等値図（JG = 3.8 m/s）

800

このため，1ケースの計算時間を短くした．液相の落の計算を実行すると10万回を超える計算になり，計算

Liquid lumpz = 20 mm

1000

圧力一定（Pout = 0.1 MPa）

結果

z = 500 mm

Φ40 mmρ [kg/m3]4.

z = 980 mm

Water

計算条件

ソフトウェア

出口条件

199

‐20

‐10

0

r [mm]

1020

密度と速度の半径方向分布（JG = 3.8 m/s）

上端フラッディング

鉛直管の上端で液相の落下が抑制される上端フラッディングにより管内にsmooth film (SF) が形成されるJG = 3.8 m/sでの流動状態を液相体積率で図7に示す．

瞬時値による液相体積率の等値図である．鉛直管の下端がz = 0である．管内には薄い液膜が形成され，上端から液相が間歇的に流入するため，上部のz = 980 mm
では部分的に厚い液相が存在する．実験ではJG = 3.8m/sで液滴は観察されておらず，z = 20 mmに存在する

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-13

液塊は気液界面の数値拡散により形成されている．

200

流動特性の時間変化を図9に示す．計算は一速度で流体密度と流体速度の半径方向分布を図8に示す．

あるが，気相と液相の質量流量を密度で除してJGとJL

図8に示すのは，図7と同様に，瞬時値である．液相のを求めた．気液対向流では，液相が間歇的に落下する

密度は998 kg/m3，気相の密度は1.2 kg/m3であり，気相ためJLの変動が大きいが，図7に示したように上部タと液相の割合が50 %ずつでは約500 kg/m になる．計算

ンクでの液相が気相の流動抵抗になり，JGの変動も大では，気相と液相の速度は同じで，一速度を求める．

きい．JGは，上昇速度が大きいため，高さ方向位置で壁面（r = ±20 mm）では，約1,000 kg/m であり，液膜同位相になっている．液相は，下降速度が小さいため，が存在することを示す．液相の割合が多いと，密度が高さ位置により変動が異なっている．圧力勾配dP/dz

大きくなり，重力により下降し速度が負になる（z = 20

は負であり，図には無次元圧力勾配 |dP/dz|* = |dP/dz|/

mmでの液塊）．

{(ρL−ρG)g}を示す．圧力勾配の計算値(c)は，変動の周

33期と振幅が測定値(d)と比較的よく一致している．
8z = 980 mm
z = 500 mm
z = 20 mm(a) Air velocity

0.4

5

0.3

5.2

5.4

5.6

t [s]

5.8

6

0

0.2

0.15
5

5.2

5.4

5.6

t [s]

5.8

6

(c) Pressure gradient

0.1

0.2

5

5.2

5.4

5.6

t [s]

5.8

6

(d) Pressure gradient data(10)

0.1
0.0

0.2

ΔP: 0.02～0.66 m
AverageData, SF
Data, TR
Data, RF
Case 1Case 2
Case 3

0.1

21

21.2

21.4

21.6

t [s]

21.8

図9 流動特性の時間変化（JG = 3.8 m/s）

0
22

0.6

0.8

JG = 6.7 m/s

JG*

0.4

0.6

(c) Pressure gradient

0.05

‐0.1
‐0.2

0

0.15

|dP/dz|*‐0.2

0

ΔP: 0.2～0.8 m
Data

JL*1/2

Data, SF
Data, TR
Data, RF
Case 1Case 2
Case 3

0.0
‐0.1

0.4

(b) Liquid volume fraction

0.05

0.1

|dP/dz|* [‐]JG*1/2+0.93JL*1/2 =(1.1±0.06)/D*1/8

0

0.1

0.2

|dP/dz|* [‐]±0.0430.2

z = 980 mm
z = 500 mm
z = 20 mm(b) Falling watervelocity

0.2

0.0

JG =
6.7 m/s

JG*1/22

Data, SF
Data, TR
Data, RF
Correlation
Case 1Case 2
Case 3(a) CCFL

0.6

4

0

JL [m/s]

0.8αL

JG [m/s]

6

0
図10

0.2

JG = 6.7 m/s

JG*

0.4

時間平均の流動特性値

0.6

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-13

4.2

時間平均値

201

される管内フラッディングである．上部タンクでの気相コアは，大きく変動するが，鉛直管から上部タンク

図7～9では，流れ場の特徴を把握するために，瞬時の上方に連通している．液相の落下は管内で制限され値と時間変動を示した．原子炉の事故解析では，準定ており，液膜厚さの高さ方向の変化は比較的小さい．

常状態での時間平均値に基づく相関式が使用される．

JG = 6.7 m/sでの流動特性値の時間変化を図12に示

時間平均の流動特性値を図10に示す．

す．図11に示したように気相コアが鉛直管から上部タ

上端フラッディングにより管内にSFが形成される
JG = 3.8 m/s（Case 1）では，落下水速度JLの計算値は測

10

定値(10)およびCCFL相関式(18)とよく一致した．|dP/dz|*

8

気液界面の数値拡散が大きくαLを過大に評価した．
下端フラッディングにより管内にRFが形成される
JG = 6.7 m/s（Case 2）では，上端でJL≒0 になり，αLを

JG [m/s]の計算値も測定値と比較的よく一致したが，計算では

6
4
2

*

過小に評価し|dP/dz| を過大に評価した．上端でのJLの0

過小評価対策として鉛直管の壁面から給水したCase 3
では，JL，αL，|dP/dz| とも測定値に近づいた．Case 3で*

ラッディングRF-IIになった．実験でSF-I が観察され観察されたことから，JG = 6.7 m/sでRF-II とSF-Iの相違は重要でないと判断される．

4.3

5.2

t [s]

5.6

5.8

6

(b) Falling water velocity (Case 3)

0.0
z = 980 mm
z = 500 mm
z = 20 mm‐0.1

管内フラッディング

5.4

0.1

JL [m/s]

たのはJG = 6.7 m/sだけであり，JG≧7.2 m/sではRF-IIが50.2

は，実験での下端フラッディングSF-Iではなく管内フz = 980 mm
z = 500 mm
z = 20 mm(a) Air velocity(Case 3)

‐0.2

Case 3（JG = 6.7 m/s）での流動状態を液相体積率で

5

5.2

5.4

5.6

t [s]

5.8

6

(c) Water volume fraction

図11に示す．計算では，鉛直管内で液相の落下が抑制

αL [‐]

0.10
Case 2
Case 3Dataz = 980 mm
0.00

5

0.3

液相体積率の等値図（Case 3, JG = 6.7 m/s）

t [s]

5.6

5.8

6

(d) Pressure gradient|dP/dz|* [‐]

0.1
0.0

Case 2
Case 3
Data

‐0.1
‐0.2

図11

5.4

0.2

z = 500 mm

z = 20 mm

5.2

図12

5

5.2

5.4

t [s]

5.6

5.8

流動特性の時間変化（JG = 6.7 m/s）

6

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-13

ンクの上方に連通しているが，JGと|dP/dz|*の変動の振202

大きくαLを過大に評価した．

幅は気相が連通していないCase 1と顕著な相違はない．

鉛直管の下端もしくは管内で液相の落下が抑制さ|dP/dz| とαLの測定値は時間平均値を示す．αLは上部とれ管内にrough film (RF) が形成されるJG = 6.7 m/sに対下部の200 mmを除く高さ600 mmでの鉛直管体積に対するCFD解析では，上端でJL≒0になり，計算でRFを再する液相体積の割合であり，その変化は緩やかで周期

現できなかった．上端でのJL≒0の影響を回避するたが長い．

めに鉛直管内に給水して計算すると，JLおよびdP/dzと*4.4αLの計算値が測定値と比較的よく一致した．

考察

以上より現状では，CFD解析により鉛直管内での気液対向流の流動特性を定量評価するのは難しく，気液鉛直管内での気液対向流に対するCFD解析における主要な技術課題は，気液界面での数値拡散の抑制と界面での数値拡散の抑制と高JG での上端での落下水制限の緩和が重要であることを確認した．

高JGにおける上端での落下水制限の緩和である．
気液界面での数値拡散を抑制できれば，αLの予測精

謝辞

度が向上し，流動状態が実験での観察結果に近づくと期待される．しかし，数値拡散の抑制は下端フラッデ

アンシスジャパン株式会社の喬 向宇 氏に，本報告

ィング発生条件の予測精度の向上に繋がらないと判で使用した初期の計算メッシュを作成していただい断される．

た．また，FLUENTの使用法について貴重な意見をい下端フラッディングの発生を予測できない主要因

ただいた．ここに謝意を表する．

は，高JGで上端での落下水量が急激に減少して下部に十分な液相が供給されないことによる．実験では，上記号

端がシャープエッジで落下水量が抑制されると，下端
フラッディングが生じにくくなる(8)．このため，本解D

直径 (m)

析では上端をラウンド形状にしたが，高JGで落下水量

D*

無次元直径 (−)

を過小に計算した．この改善策が見当たらないことか

dP/dz

圧力勾配 (Pa/m)fi

界面摩擦係数 (−)

では，下端フラッディングより波高が低い擾乱波が高fw

壁面摩擦係数 (−)

頻度で発生するが，αLやdP/dzなどの流動特性は下端フg

重力加速度 (m/s2)

ラッディングと顕著な相違はない．

J

体積流束 (m/s)

J*

Wallis パラメータ (−)

L

長さ (m)Nc

セル数 (−)P

圧力 (Pa)がラウンドの鉛直管を用いた空気と水での気液対向r

半径 (m)

流実験(10)を対象とし，CFDコードFLUENTを用いて流t

時間 (s)

動特性を計算し，落下水体積流束JL（CCFL特性）およz

鉛直方向座標 (m)ら，本解析では，Case 3で鉛直管の壁面から給水して管内フラッディングを計算した．管内フラッディング

5.

まとめ
本報告では，鉛直管内での気液対向流に対するCFD

解析の適用性を評価するために，直径40 mmで上下端

び圧力勾配dP/dzと液相体積率αLの計算値を測定値と比較評価した．
鉛直管の上端で液相の落下が抑制される上端フラッディングにより管内にsmooth film (SF) が形成されギリシャ文字る気相体積流束JG = 3.8 m/sに対するCFD解析では，JL

αG

ボイド率 (−)の計算値は測定値とよく一致し，dP/dzの計算値は測αL

液相体積率 (−)

定値と比較的よく一致したが，気液界面の数値拡散がδ

液膜厚さ (m)INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-13203θ

傾斜角 (°)(9) Takaki, T., Murase, M., Hayashi, K. and Tomiyama, A.,ρ

密度 (kg/m3)

Void Fraction and Interfacial Friction in Vertical
Circular Pipes with the Square Top End under Flooding
Conditions, Nuclear Technology, Vol. 208(3), pp. 503-

添字

519 (2022).
(10) 高木俊弥，山下誠希，栗本遼，林公祐，村瀬道雄，

G

気相

冨山明男，フラッディング条件における鉛直管でのL

液相

壁面摩擦係数とボイド率，混相流，Vol. 36(4), pp. 440-

*

無次元量

451 (2022).
(11) Höhne, T., Deendarlianto, Lucas, D., Numerical

文献

Simulations(1) Wallis, G. B., One-Dimensional Two-Phase Flow, pp.

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(3) Xhu, X, Wang, Z., Xu, C., Wang, N., Experimental
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Flow Limitation in a Pressurized Water Reactor: A
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(5) Bharathan, D., Wallis, G. B., Air-Water Countercurrent
Annular Flow, Int. J. Multiphase Flow, Vol. 9(4), pp.
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(6) Goda, R., Hayashi, K., Murase, M., Hosokawa, S.,
Tomiyama, A., Experimental Study on Interfacial andWall Friction Factors under Counter-Current FlowofCounter-Current

Two-Phase

Flow

Experiments in a PWR Hot Leg Model Using an Interfacial
1047–1056 (2011).
(12) Murase, M., Tomiyama, A., Lucas, D., Kinoshita, I.,
Utanohara, Y., Yanagi, C., Correlation for Countercurrent
Flow Limitation in a PWR Hot Leg, J. Nuclear Science
Technology, Vol. 49, pp. 398–407 (2012).
(13) Murase, M., Utanohara, Y., Kusunoki, T., Yamamoto, Y.,
Lucas, D., Tomiyama, A., Prediction of Countercurrent
Flow Limitation and Its Uncertainty in Horizontal andSlightly Inclined Pipes, Nuclear Technology, Vol. 197(2),pp. 140-157 (2017).
(14) 楠木貴世志 ，村瀬道雄 ，高田孝 ，冨山明男 ，蒸気発生器Ｕ字管下部を模擬した鉛直管下端での気液対向流制限の数値シミュレーション，混相流, Vol. 28(3),pp. 345-354 (2014).
(15) 村瀬道雄 ，柳千裕 ，歌野原陽一 ，高田孝 ，山口彰 ，冨山明男 ，停滞水下4×4ロッドバンドル空気・水実験
でのボイド率の数値計算，混相流, Vol. 28(1), pp. 55-61(2014).

Limitation in Vertical Pipes with Sharp-Edged Lower(16) 楠木貴世志，村瀬道雄，冨山明男，蒸気発生器の伝Ends, Nuclear Eng. Design, Vol. 353, 110223, 11 pages

熱管下端における気液対向流制限に関する研究のレ(2019).

ビュー，INSS Journal, Vol. 24, C-3 (2017).

(7) Goda, R., Kurimoto, R., Hayashi, K., Murase, M., and(17) 高木俊弥，村瀬道雄，山下誠希，栗本遼，林公祐，Tomiyama, A., Effect of Fluid Properties on Interfacial and

冨山明男，フラッディング条件での鉛直管内流動特性

Wall Friction Factors under Counter-Current Flow

への液粘性の影響INSS Journal, Vol. 30 (2023).

Limitation in a Vertical Pipe with Sharp-Edged Lower End,(18) 佐野直樹，合田頼人，林公祐，村瀬道雄，冨山明男，Nuclear Eng. Design, Vol. 373, 111020, 10 pages (2021).

鉛直管内でのフラッディング状態における管内流動(8) Takaki, T., Goda, R., Hayashi, K., Murase, M. andTomiyama, A., Flow Characteristics in Vertical Circular
Pipes with the Square Top End under Flooding Conditions,
Nuclear Eng. Design, Vol. 371, 110951, 9 pages (2021).

特性，混相流，Vol. 35(4), pp. 533-542 (2021).

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-14

204

自然対流における飽和蒸気と 空気の混合気体からの壁面凝縮
Wall Condensation from Saturated Steam-Air Mixture in Natural Convection

鈴木

＊1

＊1

道雄 (Michio Murase)

高木

俊弥 (Toshiya Takaki)

智教 (Tomonori Suzuki)＊2

歌野原陽一 (Yoichi Utanohara)＊3

村瀬

要約
本研究の目的は，原子炉の事故時における格納容器（CV）内での熱流体挙動を数値流体力学（CFD）コードを用いて粗い計算セルで計算する際に，乱流層からバルクの広い範囲で適用できる凝縮熱流束 qc の相関式を提供することである．これまでに，蒸気と空気の混合気体の強制対流を対象として，局所的に定義したレイノルズ数 Rey とシャーウッド数 Shy(Rey)を用いることにより，従来の qc の相関式を乱流層からバルクに適用できることを確認した．しかし，事故時における CV 内での流動は主に自然対流である．そこで，本報告では，強制対流に対する Shy(Rey)をグラ
スホフ数 Gr と Sh(Gr)に変更して自然対流に対する qc の相関式を求め，従来の自然対流凝縮デー
タと比較した．その結果，求めた qc の相関式は従来データの最小値とよく一致した．乱流層で壁面からの距離 y を減少すると，蒸気濃度が低下するため求めた qc の相関式による計算値 qc,cal は減少する．そこで，qc の相関式を乱流層に適用するための修正式を求めた．
キーワード

格納容器，平板，自然対流，飽和蒸気, 壁面凝縮

Abstract The final objective of our studies is to present a correlation for the condensation heat flux qc, which
can be applied to the wide region from the turbulent boundary layer to the bulk and can be used for coarse
computation cells in CFD (computational fluid dynamics) analysis for thermal-hydraulic behavior in thecontainment vessel (CV) of nuclear reactors during accident conditions. Previously, we confirmed thatexisting qc correlations for forced convection flows of steam and air mixtures could be used from the turbulent
boundary layer to the bulk by using a locally defined correlation for the Sherwood number Sh(Rey), where
Rey is the Reynolds number. However, flow fields are mainly due to natural convection in the CV during
accident conditions. In this study, therefore, we obtained a qc correlation for natural convection flows bychanging the Sh(Rey) correlation to the Sh(Gr) correlation, where Gr is the Grashof number. We comparedresults computed using this qc correlation for natural convection with existing experimental data. The qc
correlation provided results that agreed with most of the minimum values among the existing qc data. Whendecreasing the distance y from the wall in the turbulent boundary layer, the qc,cal value computed with the qc
correlation decreased due to the decrease in steam concentration. Therefore, we derived a correction for y toallow application of the qc correlation to the turbulent boundary layer.
Keywords

containment vessel, flat plate, natural convection, saturated steam, wall condensation

1. はじめに熱相関式が提案されている(1– 4)．原子炉の安全解析では，
一領域モデルや複数区画の構造モデルで事故時における原子炉の安全設備の設計では，配管破断による冷却材

CV 内での熱流体挙動が評価されるが，密閉容器での自然喪失事故（LOCA）などの設計基準事故を想定し，安全設

対流凝縮実験に基づく伝熱相関式が用いられる．

備の性能評価が行われる．LOCA 時には，原子炉から高温

Corradini(5)は強制対流と自然対流での凝縮熱伝達率 hc に対の冷却材が格納容器（CV）に流出し，蒸気が構造物表面する無次元相関式を導出して従来データと比較し，で凝縮する．本研究は，原子炉事故時の CV 内構造物へのDehbi(6)は凝縮面での蒸気の濃度勾配に基づく凝縮熱流束

凝縮伝熱に係わり，数値流体力学（CFD）コードで使用すqc の無次元式を作成して測定値から係数を求めた．しかし，る凝縮伝熱の相関式を提供することを目的とする．

Corradini と Dehbi による自然対流凝縮に対する相関式で非凝縮性気体（空気もしくは窒素ガス）が存在する条件
での凝縮伝熱について多くの研究が行われ，多くの凝縮伝の計算値には大きな相違がある．
福島第一原子力発電所での事故以降，CFD コードを使＊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 現 MHI NS エンジニアリング＊３（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所 現 公立小松大学

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-14

用した実験解析(7 – 9)や凝縮伝熱モデルの改良(9 – 11)が行なわ

205

2. 凝縮伝熱の相関式れている．実験解析では粘性底層での蒸気の質量分率の勾配に基づくqcの相関式が使用されるが，凝縮面に接する計
算セルの幅を0.1 mmオーダーにする必要がある．また，

2.1 従来の相関式

CFD解析では壁面に接する計算セルでの物理量を用いて従来研究による強制対流凝縮に対する相関式を表 1 に境界条件を与えるのが現実的である．したがって，本研究示す．多くの相関式が提案されており(1 – 4)，本研究で比較の目標は，凝縮面に接する計算セルを乱流境界層からバル評価に用いた相関式を表示した．強制対流凝縮には、Araki

クに設定し，この計算セルでの物理量を用いてqcを求める
相関式を提供することである．qcの相関式の乱流境界層への適用性を評価するには凝縮面からの距離yに対する温度や蒸気濃度の分布が必要になるが，y方向分布の測定例は非常に少ない．Legay-Desesquelles and Prunet-Foch(12)およびKang and Kim(13)は，水平板上での蒸気と空気の混合気体の強制対流凝縮でy方向温度分布を測定したが，後者は層流条件のみである．
著者らは，CFDを用いた凝縮伝熱解析の検証データの提供を主目的として，直径49.5 mmの伝熱管を用いて飽和蒸
気と空気の混合気体の半径方向と流れ方向の温度分布を測定した(14)．また，従来のqcの相関式(1 5 , 16)において，バルクでの速度と代表長さで定義されたシャーウッド数Shを
局所位置yで定義したSh(y)に変更することにより，乱流境
界層からバルクの広い範囲に適用できることを明らかに
平板に対しては、Shの相関式が円管と異なるため，した(17)．
Legay-Desesquelles and Prunet-Foch(12)による乱流条件での温度分布の測定値を用いてSh(y)の関数形を求めた(18)．これらのSh(y)の相関式は，CFDコードを用いた数値計算に適用できるが，強制対流凝縮に対する式である．一方，事故時におけるCV内での流動は主として自然対流である．
Kelmら(10,19)は，強制対流と自然対流との共存場における実験とCFD解析を行っているが，第三者が活用できる形で結果を公表していない．
本報告では，CFD コードを用いた数値計算において凝縮面に接する計算セルでの物理量を使用して qc を求めてら(15)による熱輸送と物質輸送の相似則に基づく相関式(2)と Liao and Vierow(16)による拡散層モデルに基づく相関式(3)～(6)を使用した．元の相関式はバルクと凝縮面の間で定義されているため，CFD 解析で壁面に接する計算セルに適用できるように，式(2)と(3)では代表長さを伝熱面長
さ L から壁面からの距離 y に変更し，シャーウッド数 Shyの代表長さに y を用いた相関式(7)を使用した．
従来研究による自然対流凝縮に対する相関式を表 2 に示す．自然対流では，Uchida ら(22)や Tagami(20)による有次元の実験式(9)と(10)が使用されている．実験式(9)と(10)は，
hc の測定値に対するフィット式であり、de la Rosa ら(2)から引用した．自然対流凝縮に対する無次元相関式は比較的少ない．Corradini(5)は，速度と温度の分布関数および相似則を用いて，自然対流凝縮での qc の相関式(12)および強制対流凝縮での qc の相関式を導出した．Corradini は，速度 2m/s を仮定した hc の計算値が Uchida ら(22)と Tagami(20)による測定値にほぼ一致したとしている．自然対流凝縮の相関式(12)による計算値は Tagami による測定値の約 1/2 と小さい．Dehbi(6)は，6 種類の実験データを用いて係数 1.33 を求めて無次元式(14)を提案した．係数 1.33 の決定に Uchidaらによる測定値は使用され，相対的に hc が小さい Tagami
による測定値は使用されていない．Dehbi ら(7)は，速度を変数にした CFD 解析を行い，Uchida らによる hc の測定値
は速度 1 m/s での計算値に一致し，Tagami による hc の測
定値は速度 0.1 m/s での計算値に一致したとしている．

境界条件を与えるための相関式を対象にした．強制対流に凝縮伝熱では，伝熱壁内の小さい温度差で qc を測定す

対する qc の相関式(18)において Sh の相関式（レイノルズ数

る，小さい気体温度の相違が蒸気分圧と気相エンタルピー

Reの関数）
を自然対流の相関式（グラフホフ数Grの関数）に変更して自然対流に対する qc の相関式を作成した．作
成した qc の相関式を Dehbi(6)による自然対流に対する qc の相関式と比較評価し，Tagami(20)と Fujii ら(21)による密閉容器での自然対流凝縮実験データを用いて検証した．

に大きく影響する，などにより qc の測定値と相関式の不確かさが大きい．Araki ら(15)による相関式の hc の測定値に対する標準偏差は s = 34 %，Liao and Vierow(16)による相関式は s = 12～31 %，Dehbi(6)による式(14)の不確かさ（2s）は±30 %である．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-14

表 1 強制対流凝縮に対する従来の相関式
Araki et al. *𝑞𝑞�ℎ� �𝑇𝑇 � 𝑇𝑇�

表 2 自然対流凝縮に対する従来の相関式(15)𝑞𝑞� � 𝐷𝐷𝑃𝑃 𝑀𝑀� 𝑆𝑆𝑆�
1 � 𝑊𝑊�,�ℎ�� ln ��
𝑅𝑅 𝑇𝑇 𝑦𝑦
1 � 𝑊𝑊�Uchida et al.(22)*(1)(2)

Liao and Vierow(16)*ℎ� � 𝜆𝜆�
𝜆𝜆� � 𝐷𝐷𝑆𝑆𝑆�𝑦𝑦𝜙𝜙� 𝑃𝑃 𝑀𝑀� 𝑀𝑀�ℎ ℎ�
𝜙𝜙� 𝑅𝑅 � 𝑇𝑇 � �� ��

�
1
𝑋𝑋�,�
𝑀𝑀�,�
�
𝜃𝜃� , 𝜙𝜙� �
𝜙𝜙� 𝑋𝑋�,�
𝑀𝑀�,� 𝑀𝑀�,�𝜃𝜃� �ln�1 � 𝐵𝐵�
𝐵𝐵

(3)
(4)
(5)
(6)

Murase et al.(18)��𝑆𝑆𝑆� � 0.023𝑅𝑅𝑅𝑅�� 𝑆𝑆𝑆𝑆 �𝑢𝑢� 𝑦𝑦𝑅𝑅𝑅𝑅� �
𝜈𝜈

206

(7)
(8)

*村瀬ら(18)により Sh/L を Shy/y に変更．
B [-]はサクションパラメータ，D [m2/s]は拡散係数，hfg[kJ/kg] は 凝 縮 潜 熱 ， hfg’= hfg+cp (Tb−Tw) [kJ/kg] （ cp，M [kg/kmol]は分子量，P [Pa]は圧力，[kJ/kg.K]は比熱）
R [kJ/kmol K]は一般ガス定数，Re [-]はレイノルズ数，.

ℎ� � 380 �Tagami(20)*

𝑋𝑋�,�
�
𝑋𝑋�,�

�.�

ℎ� � 11.4 � 284 �Corradini(5)𝑞𝑞�ℎ� �𝑇𝑇� � 𝑇𝑇�

W
� � �
m K

𝑊𝑊�,�
W
� � � �
𝑊𝑊�,�
m K

�
� 𝐷𝐷
� � 0.0188𝑅𝑅𝑅𝑅�� 𝑆𝑆𝑆𝑆 �
𝛿𝛿�

𝛤𝛤� �

𝛿𝛿� �

𝛤𝛤� 𝛿𝛿�
𝜈𝜈

(10)

(11)

�
𝑞𝑞� � ��𝜌𝜌�,� � 𝜌𝜌�,� �ℎ��𝜃𝜃�

𝑅𝑅𝑅𝑅� �

(9)

(12)
(13)

�/�

𝜈𝜈
1.185𝐺𝐺𝐺𝐺��1 � 0.494𝑃𝑃𝑃𝑃 �/� ��/� 𝐿𝐿

0.565𝐿𝐿
𝐺𝐺𝐺𝐺��.� 𝑃𝑃𝑃𝑃 �/�� �1 � 0.494𝑃𝑃𝑃𝑃 �/� ��.�Dehbi(6)𝑞𝑞� � 1.33𝐷𝐷

1 � 𝑋𝑋�,�𝜌𝜌� � 𝜌𝜌� 𝑆𝑆𝑆ℎ�� ln ��𝐿𝐿
2
1 � 𝑋𝑋�,��/�𝜌𝜌� � 𝜌𝜌�𝑆𝑆𝑆
� 0.13 �𝜌𝜌 𝑔𝑔
𝑆𝑆𝑆𝑆�
�
𝜇𝜇
𝐿𝐿

Sc [-]はシュミット数，Sh [-]はシャーウッド数，T [K]は*de la Rosa et al.(2)より．

温度，u [m/s]は速度，W [-]はモル分率，X [-]は質量分記号と添字：表 1 を参照．

(14)
(15)

率，y [m]は壁面からの距離，θB [-]はサクション係数，

Gr [-]はグラスホフ数，L [m]は伝熱面長さ，Pr [-]はプ

λc [kW/m.K]は凝縮熱伝導率，ν [m2/s]は動粘性係数，ρ

ラントル数，μ [Pa.s]は粘性係数．

[kg/m3]は密度．

添字：L は長さ．

添字：a は空気，b はバルク，m は平均もしくは混合気体，s は蒸気，w は壁面，y は壁面からの距離．

2.2 自然対流凝縮の相関式
本研究で使用する凝縮伝熱の相関式には，従来研究による相関式を活用する．これは，作成した相関式を検証できるデータが少ないことによる．ここでは，強制対流凝縮に対する相関式(2)もしくは(3)を用いるが，これらに限定

𝑞𝑞� � 𝐷𝐷𝑃𝑃 𝑀𝑀� 𝑆𝑆𝑆�
1 � 𝑊𝑊�,�ℎ ln ��
𝑅𝑅 𝑇𝑇 𝐿𝐿 ��
1 � 𝑊𝑊�ℎ� � 𝜆𝜆�

𝑆𝑆𝑆�
𝐿𝐿

(16)

(17)

する必要はない．式(2)もしくは(3)において，強制対流凝式(16)と(17)における ShL/L には，Dehbi(6)と同様に表 2 の縮に対する Shy/y を自然対流凝縮に対する ShL/L に変更す式(15)を使用する．また，式(17)の λc には表 1 の式(4)を使ると，式(16)と(17)が得られる．

用する．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-14207

表 3 式(16)と(17)の比較に使用する測定値
Reference
Tagami(20)Convection
Natural

L or x

P

ub,in

Xs,b

Tb

Tb−Tw

qc

[m]

[MPa]

[m/s]

[-]

[℃]

[℃]

[kW/m2]

L = 0.3

0.15～

0

0.13～

70～

21～

1.6～

0.51

125

76

35

0.45

85

0.37
Legay-Desesquelles

Forcedx = 2.8

0.1

5.35

and Prunet-Foch(12)Fujii et al.(21)Natural

L = 0.67

0.34
0.15

0

5.1

4.8

20.9

13.3

0.52

122

13.5

6.8

0.97

110

2.0

9.1

x [m]は入口からの距離，u [m/s]は速度．添字：in は入口．

式(15)では，乱流自然対流伝熱に対する相関式 Nu =0.13(Gr.Pr)1/3 と相似則を使用している．式(16)と(17)では，
伝熱面長さ L は消失し，壁面からの距離 y も含まない．式(16)において状態方程式 Ps.Ms/R.T = ρs を使用すると，式(16)は式(14)と類似していることが分かる．

2.3 相関式の検証方法
相関式(16)と(17)の妥当性の確認に使用した実験の条件を表 3 に示す．比較評価に使用できる測定値は少ない．
Tagami(20)による実験は，式(10)の作成に使用されたデータ

Fujii らの実験では，直径 0.2 m で高さ 1.2 m の円筒容器の底部にプールを設けて加熱器で蒸気を発生し，円筒容器の中部から上部に扇状の外周プールを設け容器の内面で凝縮させた．外周プールは大気開放で，プール水深は 0.67 mである．qc は加熱器の加熱量から放熱量を減算して求められた．温度分布が公開されている 2 ケースを使用した．

3. 相関式と測定値の比較
3.1 自然対流での凝縮熱伝達率であり，蒸気供給の影響が小さいとされている(7)．そこで，

自然対流凝縮での熱伝達率 hc の計算値 hc,cal と測定値

式(16)と(17)をバルクと壁面の間に適用する場合の hc を

hc,exp の比較を図 1 に示す．測定値には，蒸気供給流れの影

Tagami による hc の測定値と比較した．凝縮面の高さは L

響が小さいとされている Tagami(20)のデータを Corradini(5)= 0.3 m で，GrL = 0.16～4.2×109 であり遷移域から乱流の範から引用して使用した．Araki ら(15)と Liao and Vierow(16)に囲である．Tagami による hc の測定値は Corradini(5)から引よる相関式(2)と(4)では，凝縮面に向かう蒸気質量流束を用した．

拡散層で積分し，hc を対数平均濃度の関数で表しており，相関式(16)と(17)の主目的は乱流境界層からバルクの広相関式(16)と(17)に反映されている．Corradini(5)による相関

い範囲で使用することにある．したがって，これらの式の式(12)と Dehbi(6)による相関式(14)では，拡散層での積分を

妥当性を確認するには乱流境界層からバルクでの温度分実施せず，サクション係数 θB を用いて補正している．

布が必要であるが，壁面に垂直方向の温度分布データは少相関式(12)は導出過程が他の相関式と異なり，計算値ない．そこで，従来の相関式との相対関係により式(16)とhc,cal は測定値 hc,exp の 60 %と小さい．その他の相関式の導(17)の妥当性を検討した．この比較には，強制対流凝縮に出過程は類似しているが，相関式(14)では実験定数 1.33 を対する Legay-Desesquelles and Prunet-Foch(12)による温度分

使用している．相関式(14)による hc,cal は hc,exp の 1.33 倍で布の測定値を使用した．彼らの実験では，水平矩形ダクト

標準偏差 s の 2 倍は 0.15 であり，実験定数 1.33 を 1.0 にの底が凝縮面で蒸気と空気の混合気体が使用された．大気すれば hc,cal は hc,exp とほぼ一致する．

圧条件で速度と温度を一定にして壁面温度が変更された．

Araki ら(15)の相似則に基づく相関式を元に作成した式

入口速度は 5.35 m/s，測定位置は x = 2.8 m，レイノルズ数(16) による hc,cal は，hc,exp の 0.97 倍で 2s = 0.13 になった．

は Rex = 7.3×105 である．qc は測定されておらず，表 3 の qcは二次元解析による計算値である．

つまり，式(14)の係数 1.33 を 1.0 にすると，式(16)とほぼ一致する．Liao and Vierow(16)の拡散層モデルに基づく相関

相関式(16)と(17)の乱流境界層からバルクへの適用性に式を元に作成した式(17) による hc,cal は，hc,exp の 1.11 倍でついて，自然対流凝縮に対する Fujii ら(21)による温度分布2s = 0.11 になった．なお，実験式(10)での計算値は，式(17)の測定値を使用して評価位置 y の影響について検討した．

による hc,cal とほぼ一致し，hc,exp より若干大きくなった．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-14

1.5

(a)
Eq. (12)Eq. (14)
Eq. (16)
Eq. (17)

0.4

0
0

1.6

0.2

0.4

0.6

hc,exp [kW/m2K]

20

qc,pre [kW/m2]

1.2

hc,cal/hc,exp

10

1
0.8
0.6
0.2
0

0.1

0.2

0.3

0.4

1000

y+

Eq. (2)
Eq. (14)
Eq. (16)15
10
5

Eq. (14): 1.33±0.15
Eq. (16): 0.97±0.13
Eq. (17): 1.11±0.11

0.4

100

(b)

(b)

1.4

0

Eq. (2)
Eq. (14)
Eq. (16)

0.5

0.2

0

(a)

1

qc,pre/qc,calhc,cal [kW/m2K]

0.6

208

0
0.5

hc,exp [kW/m2K]
図 1 Tagami による測定値 hc,exp と計算値 hc,cal の比較(20)

従来研究による hc の相関式の不確かさは 20～30 %であり(6,15,16)，本研究では相関式の不確かさ 20～30 %以下を目標にしている．作成した式(16)と(17) による hc,cal は，蒸気供給流れの影響が小さいとされている Tagami による hc,expと比較的よく一致したことから，式(16)と(17)は適切と判断される．

3.2 強制対流凝縮と自然対流凝縮の関係

02ub [m/s]

46

図 2 Legay-Desesquelles and Prunet-Foch(12)による計算値

qc,cal と予測値 qc,pre の比較

バルクと壁面の温度差 Tb−Tw = 20.9 ℃，qc,cal = 13.3 kW/m2
に対する熱流束の予測値 qc,pre を図 2 に示す．図 2 (a)の横軸の無次元距離 y+は次式で定義される．
𝑦𝑦 � �

𝑢𝑢� 𝑦𝑦𝜏𝜏� �.�, 𝑢𝑢� � � �
𝜌𝜌
𝜈𝜈

(18)

uτ は摩擦速度，τw は壁面摩擦応力である。相関式(2)による
qc,pre は，乱流境界層（y+ > 30）でほぼ一定であり qc,cal の 1.11倍である。つまり、強制対流凝縮に対する相関式(2)は乱流相関式(16)と(17)の主な目的は乱流境界層からバルクの境界層からバルクの広い範囲に適用できる。一方，相関式

広い範囲で使用することであり，相関式の乱流境界層への(14)と(16)では，y+の増加に伴って蒸気の質量分率 Xs とモ適用性を確認する必要がある．確認に必要となる壁面から

ル分率 Ws が増加するため qc,pre が増加する。式(14)およびの距離 y に対する温度分布データは少ないため，ここでは(16)ともに乱流境界層（y+ > 50）では qc,pre の値はバルクで

強 制 対 流 凝 縮 に 対 す る Legay-Desesquelles and Prunet-の値の 73 %以上である。式(14)による qc,pre の値は式(17)にFoch(12)による温度分布の測定値を使用して局所での qc のよる qc,pre の値の 1.35 倍であり，図 1 に示した結果と同じ評価値と y の関係について検討した．qc は測定されておらである。

ず，二次元解析による計算値 qc,cal が評価に使用されている．なお，qc,cal は式(2)による計算値とよく一致する．

相関式(2)のバルク速度 ub 依存性を図 2 (b)に示す．強制
対流凝縮に対する相関式(2)では，ub の低下に伴って qc,pre

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-14の値が小さくなり，ub < 2.0 m/s で相関式(14)による qc,pre の209

図 4 (b)に示す P = 0.15 MPa では，相関式(14)による qc,cal

値より小さくなり，ub < 1.3 m/s で相関式(16)による qc,pre のは相関式(16) による qc,cal の 1.37 倍であり、相関式(17)に値より小さくなった．つまり、図 2 (b)の結果は，強制対流

よる qc,cal は相関式(16) による qc,cal の 0.99 倍で相互によく凝縮で ub が小さくなると，自然対流凝縮に移行すること一致した．相関式(16) による qc,cal は，バルクでは測定値を示唆する．

qc,exp の 0.98 倍で、2s = 0.18 と標準偏差が大きい．

図示しないが，Tb−Tw = 5.1 ℃，qc,cal = 4.8 kW/m に対す
2

る予測値 qc,pre は，図 2 に示した結果と同様である．相関式
125(2)による qc,pre は，乱流境界層（y+ > 30）で qc,cal の 1.12 倍+でほぼ一定であり，相関式(14)と(16)では，y の増加に伴って qc,pre が増加する．式(14)および(16)ともに乱流境界層（y+120

式(14)による qc,pre の値は式(16)による qc,pre の値の 1.34 倍になった．相関式(2)では ub の低下に伴って qc,pre の値が小さくなり，ub < 1.3 m/s で相関式(14)による qc,pre の値より小さ

T [℃]> 50）では qc,pre の値はバルクでの値の 67 %以上であり，

P = 0.34 MPa(a) MPaP = 0.15

115
110

くなり，ub < 0.88 m/s で相関式(16)による qc,pre の値より小さくなった．Tb−Tw が小さくなって qc が小さくなると，自然対流が弱くなり，相関式(2)による qc,pre の値が相関式(14)

105

0

50

y [mm]

や相関式(16)による qc,pre の値より小さくなる ub が図 2 (b)100より小さくなった．

図 3 Fujii ら(21)による温度分布の測定値

3.3 乱流境界層への適用性

2

作成した相関式(16)と(17)の乱流境界層への適用性を確ある．密閉容器を用いた凝縮実験は多いが，温度分布の測定例は少ない．Fujii ら(21)が直径 0.2 m，高さ 1.2 m の密閉円筒を用いて行った凝縮実験における温度 T の分布を図

Eq. (14)
Eq. (16)
Eq. (17)

1.5

qc,cal/qc,exp

認するには凝縮面に垂直方向の温度分布データが必要で(a) P = 0.34 MPa, Xs,b = 0.52

11.04±0.10 (2s)0.5

3 に示す．冷却部は大気開放で高さが 0.67 m の外周プールで水温 100 ℃である．圧力 P = 0.34 MPa では，室温で大0気圧の空気を円筒容器に封入して底部の水を加熱して蒸気を発生し，蒸気と空気の混合気体が生成された．凝縮面の外部の温度が 100 ℃であり温度差 Tb−Tw は比較的小さ

2い．圧力 P = 0.15 MPa では，容器内の空気を排気して空気量を少なくしており、Tb−Tw = 2 ℃である．蒸気分圧比 Ps/Pに適用した計算値 qc,cal を図 4 に示す．図 4 (a)に示す P =0.34 MPa では，相関式(14)による qc,cal は相関式(16) による

qc,cal/qc,exp

相関式(14)および(16)と(17)を壁面からの距離 y の位置

50

y [mm]

100(b) P = 0.15 MPa, Xs,b = 0.97
Eq. (14)
Eq. (16)
Eq. (17)1.5が大きく Tb−Tw が小さいため，温度測定の小さな差が qc の評価に大きく影響する．

01
0.98±0.18 (2s)0.5qc,cal の 1.40 倍と大きい．相関式(17)による qc,cal は相関式(16) による qc,cal の 1.03 倍で相互によく一致した．相関式(16) による qc,cal は，バルクでは測定値 qc,exp の 1.04 倍で標準偏差の 2 倍は 2s = 0.10 である．全ての計算値は，y が小さくなると Ps や Xs が小さくなるため qc,cal が小さくなる．

0

0

50

y [mm]

100

図 4 距離 y に対する熱流束の計算値 qc,cal

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-14210

図 4 は，相関式(16)と(17)による qc,cal はバルクでは qc,exp

本研究では，CFD 解析で壁面に接する計算セルにおけとよく一致するが、y が小さくなると Ps や Xs が小さくなる物理量を用い，強制対流凝縮に対する相関式(2)もしくるため qc,cal が小さくなることを示す．つまり，相関式(16)は(3)で熱流束 qc,fc もしくは熱伝達率 hc,fc を計算し，自然対と(17)はバルクには適用できるが，乱流境界層に適用する

流凝縮に対する相関式(16)もしくは(17)と補正式(19)でには y に対する補正が必要になる．

qc,nc もしくは hc,nc を計算し，これらの最大値で qc もしくは
hc の境界条件を与えることを想定している．しかし，これ

3.4 考察らの相関式の作成や検証に用いた温度分布データは少な
く，検証データの取得と相関式の信頼性の向上が望ましい．

図 4 は，相関式(16)と(17)はバルクには適用できるが，乱流境界層に適用するには y に対する補正が必要である

また、共存対流における強制対流凝縮と自然対流凝縮との関係を明らかにすることが望ましい．

ことを示した．そこで，バルクでの計算値 qc,b に対する壁面からの距離 y での計算値 qc,y の比を図 5 に示す．qc,b とqc,y の計算には相関式(16)を使用した．相関式(17)を使用し1.5ても顕著な相違はない．図 3 に示した自然対流凝縮(21)ではは，空気単成分の自然対流と強制対流で温度分布に顕著な相違がないことを報告している．そこで，図 2 に示した強制対流凝縮での温度分布(12)に自然対流凝縮の相関式(16)を適用して求めた qc,y も表示した．自然対流凝縮温度分布

qc,y/qc,b

温度分布の測定ケース数が少ない．
一方，
Tuji and Nagano(23)10.5Natural, P = 0.34 MPa
Natural, P = 0.15 MPa
Forced, ΔT = 5.9 ℃
Forced, ΔT = 20.9 ℃

では強制対流凝縮温度分布よりバラツキが大きいが，qc,y/qc,b と y+の関係には顕著な相違はない．これは，自然対0流凝縮と強制対流凝縮で温度分布に顕著な相違がないこ

0200とを示唆する．
図 5 に示す結果を用いて，最小二乗法により y+ > 50 に対する qc,y/qc,b と y の関係式を求めた．
+

𝑞𝑞�,�
� min�0.38 𝑦𝑦 ��.�� , 1.0�𝑞𝑞�,��𝑦𝑦 � � 50�

(19)y+ > 50 における qc,pre/qc,exp の平均値は 1.01，標準偏差の 2倍は 2s = 0.14 である．

1.01±0.14 (2s)1

0.5

P = 0.34 MPa
P = 0.15 MPa

CV 規模を対象にした CFD 解析の例は少なく(24)，CV 解析で壁面凝縮モデルの詳細を記述した例は見当たらない．
Liu ら(24)は，シビアアクシデント（SA）における CV 内での水素挙動解析についてレビューしている．SA 時の CV
解析では，CV 体積が 6 万～10 万 m3、経過時間が数時間～数十時間を対象にするため，計算の総セル数は数百万，
計算セル寸法は数 cm～1 m が使用されている．図 5 では
y = 30 mm で y+ = 200 であり，本研究では壁面に接する計
算セルの y+は数百を想定している．式(19)を用いると，y+= 200 では qc,y/qc,b = 0.89 になり，qc,y に対する式(19)の影響は小さくなる．

600

1.5qc,mod/qc,exp

値を式(19)で補正した qc,pre を図 6 に示す．P = 0.34 MPa の400

図 5 無次元距離 y+に対する熱流束の計算値 qc,y式(19)には，qc,y/qc,b = 1.0 の上限値を設けた．式(19)を用い
ると y+ = 50 で qc,y/qc,b = 0.71 になる．相関式(16)による計算

y+ [-]

00200

y+ [-]

400600

図 6 式(19)で補正した熱流束の計算値 qc,mod

4. おわりに本研究では，CFD コードによる数値計算で凝縮面に接する計算セルにおける物理量を用いて凝縮熱流束 qc を求めるための相関式を提供することを目的とした．本報告で

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-14

は，強制対流凝縮に対する qc,fc の相関式において Sh の相R

一般ガス定数 (kJ/kmol K)

関式を自然対流の相関式に変更して qc,nc の相関式を作成

𝑅𝑅𝑅𝑅

レイノルズ数 (−)

Scシュミット数 (−)

ルに基づく式を使用した．作成した qc,nc の相関式のバルクSh

シャーウッド数 (−)

への適用性を Tagami による測定値を用いて確認した．
(6)

また，qc,nc の相関式を Dehbi による従来相関式と比較しsT

標準偏差 (−)
温度 (K)

た．凝縮面に接する計算セルへの適用性評価には温度分布u

速度 (m/s)が必要であるが，測定例が少ないため強制対流凝縮におけW

モル分率 (−)

した．これらの相関式には相似則に基づく式と拡散層モデ(20)X

質量分率 (−)

x

流れ方向位置 (m)式の乱流境界層への適用性について検討した．得られた結y

壁面からの距離 (m)果は以下の通りである．

y無次元距離 (−)

る温度分布データの活用について検討した．また，Fujii(21)

ら による温度分布データを用いて，作成した qc,nc の相関+(1) バルクでの物理量を用いると，作成した qc,nc の相関式
は測定値 qc,exp に対して，相似則に基づく相関式は平均値が 0.97 倍で標準偏差の 2 倍が 2s = 0.13，拡散層モデ
ルに基づく相関式は平均値が 1.11 倍で 2s = 0.11 であり，qc,nc の相関式は qc,exp と比較的よく一致した．
(2) バルクにおける物理量での計算値 qc,b に対する乱流境
界層内の位置 y における物理量での計算値 qc,y の比は，
y+ > 50 の範囲で強制対流凝縮と自然対流凝縮で顕著な相違がなかった．これは，強制対流凝縮と自然対流凝縮とで温度分布に顕著な相違がないことを示唆する．

ギリシャ文字θB

サクション係数 (−)λc

凝縮熱伝導率 (kW/m K)𝜇𝜇粘性係数 (Pa s)

τ

せん断応力 (Pa)ν

動粘性係数 (m2/s)𝜌𝜌

密度 (kg/m3)

y+ = 50 での qc,y の値は qc,b の約 0.70 倍であった．
(3) y+の累乗関数として qc,b に対する qc,y の補正式を作成し添字た．作成した補正式を相似則に基づく qc,nc の相関式に適用すると，補正値 qc,pre は測定値 qc,exp に対して平均値
が 1.01 倍，標準偏差の 2 倍が 0.14 であった．
今後の課題として，共存対流における強制対流凝縮と自然
対流凝縮との関係を明らかにすることが望ましい．

記号
B

サクションパラメータ (−)

cp

比熱 (kJ/kg K)

D

拡散係数 (m2/s)

Gr

グラスホフ数 (−)

g

重力加速度 (m/s2)hc

凝縮熱伝達率 (kW/m2K)

hfg

凝縮潜熱 (kJ/kg)

hfg’= hfg + cp (Tb−Tw) (kJ/kg)

L

伝熱長さ (m)M

分子量 (kg/kmol)P

圧力 (Pa)Pr

プラントル数 (−)

qc

凝縮熱流束 (kW/m2)

a

空気

b

バルク

cal

計算

exp

実験

fc

強制対流

in

入口

L

長さ

m

平均もしくは混合気体

mod

修正

nc

自然対流

pre

予測

s

蒸気

w

壁面

y

距離 y

引用文献

211

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-14

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213

INSS JOURNAL Vol．30 2023 NT-15

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-15

214

GOTHIC コードによる平板への壁面凝縮実験の数値計算
Numerical Simulation with the GOTHIC Code for a Wall Condensation Experiment Using a Flat
Plate
鈴木 智教 （Tomonori Suzuki）*1， 村瀬 道雄 (Michio Murase) *2， 高木 俊弥 (Toshiya Takaki) *2

原子炉格納容器（CV）内の事故時熱流動に影響する主要物理現象の一つに壁面での凝縮
要約がある．本研究では，事故時 CV 解析の専用コードである GOTHIC コードを用いて平板への凝縮
熱伝達実験を対象として数値計算を実施し，凝縮熱伝達計算を適切に行うためのセル寸法について検討した．GOTHIC コードでは集中定数（LP）モデルを用いる LP コードと数値流体力学（CFD）
コードの中間的な解像度のサブボリュームモデルが実装されており，ノードをグリッド分割して物理量の分布や流動を CFD のように計算できる．実験解析の結果，GOTHIC では，壁面に隣接するセルを乱流層に配置するのが適切であり，粘性底層などの極端に小さいセル寸法を設定しなければ安定した伝熱計算が可能であり，大規模設備である CV の解析に適していることを確認した．
凝縮熱流束の計算値は従来相関式による計算値に比べて若干過小評価となった．このことから
GOTHIC の凝縮熱伝達モデルはバルクでの使用を想定したモデルになっている可能性がある．
キーワード

格納容器，事故条件，凝縮熱伝達，非凝縮性気体，平板，GOTHIC

Abstract Wall condensation is one of the important physical phenomena that affect thermal hydraulics in acontainment vessel (CV) of nuclear power plants during accident conditions. In this study, we carried out
numerical simulation with the GOTHIC code for a heat transfer experiment on wall condensation using a flat
plate, and we evaluated appropriate cell sizes for computation of condensation heat transfer. The sub-volume
model, which is coarser than computational fluid dynamics (CFD) code and more detailed than the lumped
parameter (LP) code with LP models, is implemented in the GOTHIC code, and distributions of physicalquantities and flows can be computed like in CFD codes. From the simulation, we judged the sizes ofcomputation cells within the turbulent layer were suitable in the GOTHIC code, and we carried out stablecomputations. We confirmed that the GOTHIC code was suitable for the analysis of thermal hydraulics in theCV with a huge volume. The computed condensation heat fluxes were a little smaller than those obtainedwith existing correlations. This suggested that the heat transfer model in the GOTHIC code may be used in
the bulk.
Keywords

1.

containment vessel, accident condition, condensation heat transfer, non-condensable gas, flat plate, GOTHIC

はじめには現実的でない．実機 CV への CFD 解析の適用例(3)が報告されているが，壁面凝縮の取扱いに関する記述は原子炉格納容器（CV）内の事故時熱流動に影響するなく，LP モデルに基づく凝縮熱伝達相関式(1)-(2)が使用

主要物理現象の一つに壁面での凝縮がある．原子力産

されていると推定され，その妥当性は確認されていな業界では、Lumped Parameter (LP) コードを用いたノーい．そこで，原子力安全システム研究所（INSS）では，

ドジャンクションモデルでの CV 内熱流動評価が主流

粗い計算セルを用いた CFD 解析に適用できる凝縮熱であり，大空間のバルクと壁面の間で定義された凝縮

伝達相関式の整備を目的として，強制対流凝縮を対象が使用される．最近では，数値流体に LP モデルに基づく従来相関式を修正した凝縮熱流力学（CFD）コードを使った，より詳細な解像度の数束の相関式 (6) と壁関数に用いる蒸気濃度の対数則分値計算が行われており，実験解析には粘性底層での水布に対する相関式(7)を提案した．

熱伝達相関式(1)-(3)

蒸気濃度や気相密度の勾配に基づく凝縮熱伝達相関

一方，GOTHIC コード(8)-(9)の分布定数モデルは，LP式(4)-(5)が広く使用されている．この相関式を用いるにコードと CFD コードの中間的な解像度の解析向けには壁面に接する計算セルの幅を 0.1 mm オーダーにす

米国の電力研究所（EPRI）で開発された．GOTHIC コ

る必要があり，数十 m 規模の CV 解析に適用するのードでは，LP コードより詳細な解像度の解析を CFD＊１元（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所 現 MHI NS エンジニアリング（株）＊２（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-15

215

コードより低負荷で計算する．実機CVの解析を対象= (Tb−TW) = 20.9 ℃である．凝縮熱流束qcや熱伝達率hcとしており，壁面近傍での水蒸気濃度や気相密度の勾は，測定の不確かさが大きいため測定されておらず，配など詳細な評価には適していないが，LPコードで使

二次元解析で求められた（qc = 13.3 kW/m2）．

用されている各種の凝縮熱伝達相関式を選択使用できるようになっている．しかし，技術マニュアル(9)に

1

は温度や蒸気濃度に関する壁面処理に関する記述はす影響は明確でない．
本研究の目的は GOTHIC 分定数モデルを壁面凝縮計算に適用する際の適切な計算セル寸法を確認することである．本報告では，蒸気と空気の混合気体から
水平平板に凝縮する際の温度分布測定実験(10)を対象として，GOTHIC 分布定数モデルによる実験解析を行(T ‐ Tw)/(Tb ‐ Tw) (‐)

なく，壁面に接する計算セルの寸法が計算結果に及ぼ

0.8

Data (x=2.8m)

0.6

い，壁面に接するセル寸法が計算結果に及ぼす影響に0.4

ついて検討した．

010

2. 実験と解析モデル
図1

2.1 実験

2.2

20

y‐position (mm)3040

乱流境界層での温度分布(10)解 析モデル

壁面に接する計算セル寸法の妥当性を検証するには，凝縮面から主流（バルク）に至る境界層内での温GOTHICでの解析モデルの概要を図2に示す．Inlet

度分布が必要になる．しかし、凝縮熱伝達実験では主flow boundaryで水蒸気と空気の混合気体を流入させ，流（バルク）での流れ方向の温度分布が測定され，境微小体積であるVolume 1を通して拡散させた後，実験

界層内温度分布の測定例は少ない．

装置の矩形流路を模擬したVolume 2へ均一に混合気に体を流入させた．なお，Volume 2は，表1に示すようよる平板を用いた凝縮実験での温度分布を参照した．

に，流れ方向xと凝縮面に鉛直な方向yに対して2次元

本研究では，Legay-Desesquelles and Prunet-Foch(10)実験では，高温（100 ℃未満）の空気と飽和蒸気の混

分割しており，壁面に接する計算セルの寸法を変更し合気体を矩形流路へ流入させ，流入気体より低温にした4ケースで計算を実施した．無次元距離はy+ = 0.6, 5.8,

た床の平板で凝縮させた．実験装置は，幅0.4 m，高さ

29, 58であり，それぞれ粘性底層，粘性底層～遷移層，0.2 mの矩形断面流路であり，左右と天井の壁面は断遷移層～乱流層，乱流層に対応する．Volume 2の床面

熱されている．測定点は，流れ方向位置x = 2.8 mであには，温度64.1 ℃で一定にした熱構造材を配置して流る．流入させる混合気体は層流から乱流まで流速と温体と伝熱させた．凝縮熱伝達モデルはGOTHICコード

度条件を変更して測定が行われており，流速は6 m/s未の標準的なモデルであるDLM (diffusion layer model)と満，凝縮面と混合気体の温度差はおおよそ20 ℃未満のした．Volume 2のx方向長さは，測定位置 x = 2.8 mよ範囲で設定されている．原子炉格納容器内の事故時にりも十分に長い5.0 mに設定した．流出側は測定部では，破断流や崩壊熱起因の上昇流により，ある程度大の流動に影響を与えないよう，比較的大きな体積のきな流速になると想定されるため，本研究では，乱流

Volume 3で混合気体を均質化させた後，Outlet pressure条件である混合気体温度85 ℃，流速5.35 m/s，凝縮面

boundaryに大気圧条件で流出させた．

との温度差20.9 ℃の実験ケースを計算対象にした．
図1に乱流境界層での温度分布の測定値(10)を示す．
無次元温度を(T−TW)/(Tb−TW)で表している（TbとTWは
バルクと壁面での温度）．バルクでの物理量は流速がub = 5.35 m/s，温度がTb = 85 ℃であり，流れ方向位置
は x = 2.8 mである．バルクと凝縮面との温度差は，ΔT

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-15

216

Constant
Condensation model： Mesh Spit Volume Connection： Volume Connection

GOTHICでの解析モデルの概要（※DLM: diffusion layer model）

図２

表1
ケース

Case 1Case 2

Case 3

Case 4

※

Δx

20 mm

Δy

0.1～20 mm

20 mm

1～20 mm

20 mm

20 mm

すべての解析ケースでx = 3.0 m付近から境界層の発達

Volume 2のセル寸法

5～20 mm10～20 mm

Dimensionlessdistance of cell
adjacent to wally+
0.6
(Viscous
sublayer)
5.8(Viscous
sublayer ～Transition
sublayer)29(Transition
sublayer ～Log-raw region)
58(Log-raw
region)※ 壁面に近づくほど小さくなるよう設定。

3.

GOTHICコ
コードによる計算結果

3.1

速 度分 布が約80 mmで収束へ向かう傾向を示した．これは，流路の高さが200 mm（中央100 mm）であることによる．
床側の速度境界層厚さは，壁近傍のセル幅が大きいケースほど，相関式よりも厚くなる傾向を示した．境界層が厚くなる要因として，凝縮による水蒸気減少に伴う速度低下が考えられるが，セル幅が大きいほど壁面から離れたセルの速度に影響している可能性がある．
一方，天井側の速度境界層厚さについては，凝縮が生じる床面とは異なり，Case 1以外は相関式と良い一致を示した．Case 1については，床側よりも天井側の方が速度境界層が厚くなっている．
図5と図6に床面側と天井面側のx方向の無次元速度分布を示す．比較として載せた壁関数（図中のWallfunc）は次式(2)により計算した．
1𝑢𝑢� � min�𝑦𝑦 �, 𝑙𝑙𝑙𝑙�𝑦𝑦 �� � ��𝑘𝑘(2)

k � 0.41, C � 5.5

床側ではy+ > 15での速度分布は壁関数と比較的よく一致したが，粘性底層や遷移層では速度を過大評価す

速度境界層の厚さδyを図3および図4に示す．δyは速る結果となった．Case 1ではy+が小さくても壁面処理

度がバルク速度の99 %の位置で定義した．Correlationが行われているように推定される．天井側でもCase 1の線は，次の相関式(1)から計算した．

以外では，y+ > 15での速度分布は壁関数と比較的よく一致したが，粘性底層や遷移層では速度を過大評価し𝛿𝛿� � 0.37x�𝑅𝑅𝑅𝑅� ��/�

�1�

た．乱流層での速度分布は壁関数とよく一致するが，

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-15120

粘性底層や遷移層では速度を過大評価することから
壁面隣接セルは乱流層に配置するのが適切である．

80

25

60

20
δu/low case1
δu/low case2
δu/low case3
δu/low case4
Correlation

40
20
0

1
図3

2

x [m]

3

4

u+ case1
u+ case2
u+ case3
u+ case4
Wall func.

15u+δy [mm]

100

0

217

10

5

5

速度境界層厚さ（床側）

0

120

1

図6

10

y+

100

1000

無次元速度分布（x = 2.8 m、天井側）

100

3.2

δy [mm]

80
60

20
0

図 7 に温度境界層の厚さ δT を示す．δT は，温度差

δu/up case1
δu/up case2
δu/up case3
δu/up case4
Correlation

40

0

1

2

x [m]

3

4

温 度分布

ΔT = T−Tw がバルクと壁面の温度差 ΔTbw = Tb−Tw =20.9 ℃の 99 %の位置で定義した．つまり，バルク温度と δT での温度との差は 0.21 ℃である．比較として示した Correlation の線は，式(1)により計算した．Case

5

3 と Case 4 については，x = 5.0 m までの全領域で相関式と比較的よく一致しており，境界層の発達も継続し

図 4 速度境界層厚さ（天井側）ている．これは，速度境界層は天井側からも発達するのに対し，温度境界層は床側からのみ発達することによる．Case 3 については，x = 3.0 m までは，相関式と25よい一致を示したが，それ以降は境界層の発達が緩や20かになるが境界層の発達が継続する傾向を示した．

15り，速度境界層よりも収束が早まる傾向となった．実u+Case 1 については，x = 2.5 m 付近で平衡に達してお

u+ case1
u+ case2
u+ case3
u+ case4
Wall func.

10
50

験での δT は，計算値の約 1/2 である．これは，バルクと δT での温度差が小さく測定の不確かさが大きいことによると推定される．
図 8 と図 9 に x = 2.8 m と 1.0 m での混合気体の温度分布を示す．x = 1.0 m は，図 7 で δT の測定値が計算値と一致する位置である．比較として載せた Cal の線

1

10

y+

100

1000

図 5 無次元速度分布（x = 2.8 m、床側）

は Legay-Desesquelle and Prunet-Foch(10)による二次元解
析で計算された温度である．計算値と測定値では温度の変化率 dT/dy が大きく異なり，計算では壁面近くの温度を過大に評価している．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-15

120

80

温度分布評価には適していないと判断される．

86
84

60
40
20
0

0

1
図7

2

3

x [m]

4

5

6

82
80
78

74

図 10

80

case1
case2
case3
case4
Ts‐Ps

76

温度境界層厚さ（床側）

85

Temperature (℃)

Temperature (℃)δT [mm]

図 8 と図 9 に示す結果から，GOTHIC は壁面近くのδT/low case1
δT/low case2
δT/low case3
δT/low case4
Correlation
Data for T

100

218

0.04

0.05

Steam pertial pressure (MPa)0.06

気体温度と蒸気分圧の関係（x = 2.8 m）

気体温度と蒸気分圧の関係を図 10 に示す．温度は計算値であり，蒸気分圧は蒸気質量分率の計算値か
case1
case2
case3
case4
Cal (x=2.8 m)
Data (x=2.8m)

75
70
65

0.1

1

10

y‐position (mm)100ら求めた．実線 Ts-Ps は飽和状態を示す．Case 1 の壁面に接するセルでは飽和曲線より蒸気分圧が高く過飽和状態にあるが，その他は飽和状態である．

3.3

蒸気濃度の分布

図 11 と図 12 に x = 2.8 m と 1.0 m での蒸気質量分率 Xs の分布を示す．

図 8 混合気体の温度分布（x = 2.8 m）
0.46

80
case1, x=1.0m
case2, x=1.0m
case3, x=1.0m
case4, x=1.0m
Cal (x=2.8 m)
Data (x=2.8m)

75
70
65

case1
case2
case3
case4
Data (from Tg)

0.44

0.1

1

10

y‐position (mm)100

図 9 混合気体の温度分布（x = 1.0 m）

Steam mass fraction (‐)

Temperature (℃)

85

0.42
0.4
0.38
0.36
0.34
0.32
0.3
0.28

0.1

図 11

1

10

y‐position (mm)100

蒸気質量分率の分布（x = 2.8 m）

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-15

0.46

輸送と物質輸送の相似則に基づき，バルク（添字 b）

0.44

Steam mass fraction (‐)

219と壁面（添字 w）の間で定義されている．図 13 では

0.42

式(3)の計算に Case 3 での計算値を使用した．式(3)に0.4

よる qc は，Case 2～Case 3 での熱流束計算値 q より大

0.38

きい．

0.36
0.34
0.32
0.3
0.28

q と qc,Araki の比を図 14 に示す．凝縮開始点（x = 0）

case1
case2
case3
case4
Data (from Tg)
0.1

1

10

y‐position (mm)の近傍では計算が不安定で不確かさが大きい．x > 0.5m では q/qc,Araki = 0.7～0.9 であり，GOTHIC による q は
従来相関式による qc,Araki より小さい．これは、GOTHIC
ではバルクと壁面の間で定義された q の相関式が使用されており，本解析ではバルクより速度と蒸気濃度100が低い乱流層に適用したことによると判断される．

図 12 蒸気質量分率の分布（x = 1.0 m）
30

x = 1.0 m は，図 7 で δT の測定値が計算値と一致する

case1
case2
case3
case4
Araki, case3から求めた．計算値と測定値では変化率 dXs/dy が大きく異なり，図 8 および図 9 と同様に，計算では壁面近くの Xs を過大に評価している．
図 11 と図 12 に示す結果から，GOTHIC は壁面近
くの蒸気濃度分布の評価には適していないと判断さ
れる．

3.4

Heat flux (kW/m2)

位置である．Data は飽和状態を仮定して温度測定値

凝 縮熱流束

20

10

0

0

1

図 13 に GOTHIC コードで計算された，壁面での熱流束（対流熱流束を含む）を示す．Case 1 以外のケー

図13

2

3

4

x‐position (m)5

壁面での熱流束（流れ方向の分布）

スは，熱流束の計算値に有意な差は生じなかった．
Case 1 については，他のケースより熱流束が大きくな

1っており，壁面に接する計算セルの幅を過小にした影響と考えられる．粘性底層などの極端に小さいセル寸

0.8

ことを確認できた．熱流束の定量比較に Araki ら(11)による以下の相関式(3)および(4)を使用した．
𝑞𝑞� � �1 � ��,�
𝑃𝑃 𝑀𝑀� 𝑆𝑆𝑆�ℎ�� ln ��
𝑅𝑅 𝑇𝑇 𝑥𝑥
1 � ��,���𝑆𝑆𝑆� � 0.0926𝑅𝑅𝑅𝑅�� 𝑆𝑆𝑆𝑆 �

�3�
�4�

D は拡散係数，hfg は凝縮潜熱，Ms は蒸気の分子量，P
は圧力，qc は凝縮熱流束，R は一般ガス定数，Re はレイノルズ数，Sc はシュミット数，Sh はシャーウッド
数，T は温度，W はモル分率である．相関式(3)は，熱q/qc,Araki (‐)

法を設定しなければ，安定した伝熱計算が可能である
0.6

case2
case3
case4

0.4
0.2
0

0

1

図 14

2

3

x‐position (m)4

熱流束 q の計算値の比

5

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-15

220

GOTHIC では、壁面に接する計算セルをバルクにルクで定義された相関式を乱流層に適用すると，速度，設定することを想定していると思われる．隣接セル

温度，蒸気濃度が低下するため，qc,yの評価値が大幅にをバルクに設定するには表 1 に示した本解析での Δy

低下することが分かる．このため，バルク定義の相関より大きなセル幅になり，流路高さが 0.2 m の本解式を使用して凝縮熱伝達を適切に評価するためには，

析対象ではセル数が過少になり計算が困難になる．

セル寸法を乱流層よりも大きくする必要がある．しかし，図14に示したようにGOTHICでは，計算セルを乱

3.5

考察

流層（y+=5.8～58）に設定してもqc,yの評価値の低下が抑制されていることから，壁面処理により，qc,yの低下

GOTHICでは，図5と図6に示すように乱流領域の速をある程度抑制していると判断される．

度分布については，壁面に接する計算セルの幅が過小なCase 1を除いて対数則分布に近い結果が得られた．

4. まとめ

図8と図9および図11と図12に示す通り，壁面近傍の温度および蒸気質量分率は測定値よりも大きい結果と平板凝縮熱伝達試験を対象に，GOTIHCによる熱流なった．これらの結果より，壁面に隣接する計算セル

動解析を行い，速度分布，温度分布，蒸気濃度分布おは乱流層へ配置するのが適切であると考えられる．壁

よび凝縮熱流束への計算セル寸法の影響を評価した．

面に隣接する計算セルを粘性底層などの極端に小さ

GOTHICでは，乱流領域の速度分布については，セ

いセル寸法に設定しなければ，安定した伝熱計算が可

ル寸法が過小な場合を除いて対数則分布に近い結果能であることを確認できた．しかし，図14に示す通りが得られた．粘性底層から遷移層では速度，温度，蒸熱流束は過小評価となっていることから，GOTHICの気質量分率を過大に計算した．GOTHICでは，壁面に凝縮熱伝達モデルはバルクへの適用を想定している

隣接するセルを乱流層に配置するのが適切であると可能性があると考えられる．

考えられる．

参考に，バルクで定義された相関式(3)と(4)を局所

壁面での熱流束については，極端に小さいセル寸法

位置yに適用した場合の熱流束評価値qc,yを図15に示す．

を設定しなければ，安定した伝熱計算が可能であることを確認した．熱流束は従来の凝縮熱流束相関式に比べて過小評価となったことから，GOTHICの凝縮熱伝

1

達モデルはバルクでの使用を想定したモデルとなっている可能性がある．したがって，凝縮熱伝達を適切

0.8

qc,y/qc,Arakiに評価するには，セル寸法をさらに大きくする必要が0.6あると考えられる．

0.4

記号
0.2
D

拡散係数 (m2/s)

hfg

凝縮潜熱 (kJ/kg)

M

分子量 (kg/mol)P

圧力 (Pa)

バルク定義の相関式を局所に適用した場合のq

熱流束 (kW/m2)

熱流束qc,yqc

凝縮熱流束 (kW/m2)

R

一般ガス定数 (kJ/mol K)

qc,yの計算には，図5と図6に示した対数則相関式を用い

Re

レイノルズ数 (-)て計算した速度，図8と図9に示した温度の測定値，おSc

シュミット数 (-)

よび図11と図12に示した飽和温度を仮定して温度測Sh

シャーウッド数 (-)

定値から求めた蒸気濃度を使用した．このように，バT

温度 (℃)

0

図15

10

100

y+

1000

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 NT-15

221

u+

無次元速度 (-)

W

質量分率 (-)

Method for Condensation Heat Transfer in the PresenceX

モル分率 (-)

of Non-condensable Gas for Computational Fluidx

流れ方向座標 (m)Dynamics Applications, Journal of Nuclear Engineeringy

壁面に垂直方向の座標 (m)and Radiation Science, Vol. 8(3), 031404 (6 pages), 2022.

y無次元距離 (-)

+

(6)

(7)

M. Murase, Y. Utanohara and A. Tomiyama, Prediction

M. Murase, T. Suzuki, Y. Utanohara and T. Takaki,
Dimensionless Profiles of Temperature and Steam Mass

ギリシャ記号

Fraction in Flows of Steam-Air Mixture on a Flat Plate,
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science,

Δx

x 方向の幅 (m)Δyy 方向の幅 (m)δy

速度境界層の厚さ(m)Qualification Report Version 8.1(QA), Electric Power

δT

温度境界層の厚さ(m)Research Institute (EPRI), Palo Alto, CA, USA, 2014.

Vol. 9(1), 011401 (8 pages), 2023.
(8)

(9)

添字

GOTHICGOTHIC

ThermalThermalHydraulicHydraulic

AnalysisAnalysisPackage:

Package:Technical Manual Version 8.1(QA), Electric Power
Research Institute (EPRI), Palo Alto, CA, USA, 2014.

a
b
s
w

(10) F. Legay-Desesquelles and B. Prunet-Foch, Int. J. Heat

空気

Mass Transfer. Vol. 29(1), pp. 95-105, 1986.

バルク(11) H. Araki, Y. Kataoka and M. Murase, Measurement of

蒸気Condensation Heat Transfer Coefficient inside a Vertical

壁面

Tube in the Presence of Noncondensable Gas, Journal of

引用文献

Nuclear Science and Technology, Vol. 32(6), pp. 517526 (1995).

(1)

J. C. de la Rosa, A. Escrivά, L. E. Herranz, T. Cicero and
J. L. Muñoz-Cobo, Review on Condensation on theContainment Structure, Progress in Nuclear Energy, Vol.
51, pp. 32-66, 2009.

(2)

M. K. Yadav, S. Khandekar and P. K. Sharma, An
Integrated Approach to Steam Condensation Studies
Inside Reactor Containments: A Review, Nuclear
Engineering and Design, Vol. 300, pp. 181-209, 2016.

(3)

F. Liu, Z. Sun, M. Ding and H. Bian, Research Progressof Hydrogen Behaviors in Nuclear Power Plant
Containment

under

SevereAccident

Conditions,International Journal of Hydrogen Energy, Vol. 46, pp.
36477-36502, 2021.
(4)

A. Dehbi, F. Janasz and B. Bell, Prediction of Steam
Condensation in the Presence of Noncondensable Gases
using a CFD-based Approach, Nuclear Engineering and
Design, Vol. 258, pp. 199-210, 2013.

(5)

M. Punetha and S. Khandekar, A CFD based modelling
approach for predicting steam condensation in thepresence of non-condensable gases, Nuclear Engineeringand Design, Vol. 324, pp. 280-296, 2017.

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 RV-1

222

オーステナイト系ステンレス鋼溶接熱影響部の
高温水中 SCC 進展挙動
-これまでの研究状況と今後の課題SCC growth behavior in weld HAZ of austenitic stainless steels
in a simulated PWR primary water-Current research status and future program 山田卓陽（Takuyo Yamada）*1, 有岡孝司（Koji Arioka）*1

要約 オーステナイト系ステンレス鋼の高温水中応力腐食割れは，冷間加工により硬化すると促進されることが知られている．溶接熱影響部も硬化する場合があるが，その硬化領域を対象とした SCC 進展挙動に関する報告例は少なく，この冷間加工ステンレス鋼と溶接熱影響部の硬化部のSCC 進展挙動の関係に関する議論は多くない．INSS では，この部位の高温水中 SCC 進展挙動について，2010 年頃より取り組んできた．本報告では，その SCC 進展挙動に関する研究成果を再整理して紹介するとともに，今後の課題を述べる．
ステンレス鋼溶接熱影響部の SCC 進展挙動は，同じ硬さの冷間加工材の SCC 進展速度，並びに温度依存性と類似の挙動を示した．このことから冷間加工材の SCC 進展挙動で溶接熱影響部硬化部の SCC 挙動を予測可能と考えられた．ただし，SCC 進展試験では配管溶接部初層部近傍や表面加工層部の SCC 挙動を直接評価することが困難である.この部位は，SCC 発生初期の挙動に大きくかかわるため，今後微視的な評価やメカニズム検証などの SCC 挙動検討が，高い信頼性確保のために重要である．
キーワード ステンレス鋼溶接熱影響部 (HAZ)，高温水中応力腐食割れ（SCC），SCC 進展速度，温度依存性，軽水炉(LWR)，加圧水型原子炉(PWR)

Abstract It is known that SCC growth rate of austenitic stainless steel (ASS) in high-temperature water isaccelerated by hardening of cold-work (CW). The weld heat-affected-zone (HAZ) of the ASS is also harden
by deformation by weld shrinkage. However, only little have been reported on the SCC growth behavior in
weld HAZ of the ASS in hydrogenated high-temperature water. There are not many discussions about therelationship between the SCC behavior of the both conditions. Since the 2000s, INSS has studied on the SCC
growth behavior in the weld HAZ of the ASS. In this report, research results in INSS on the SCC growth
behavior in weld HAZ are reviewed, and future subjects are described.
As a result, the SCC growth behavior in weld HAZ of ASS showed similar rate and temperature dependence
on SCC of the cold-worked material with the same hardness. It was considered that the SCC growth behaviorof the cold-worked material and the HAZ could be estimated by hardness. However, in the SCC growth test,
it is difficult to directly evaluate the SCC behavior of the near the surface area, such as SCC initiated portion.
In the future, it is important to study the SCC behavior from the viewpoint of microscopic evaluation andmechanism to ensure high reliability for light water reactor (LWR) for SCC evaluation.
Keywords stainless steel weld heat affected zone (HAZ)，stress corrosion cracking (SCC) in high-temperature water，
SCC growth rate，temperature dependence，light water reactor(LWR)，pressurized water reactor (PWR)

1. はじめに1970年代にBWRで報告された鋭敏化（Cr炭化物の析出による粒界Cr濃度の低下）ステンレス鋼のSCC事例(1)が知らオーステナイト系ステンレス鋼は，軽水炉（light water

れており，その後その対策材として開発された低炭素ステ

reactor, LWR）の配管材料などとして，沸騰水型原子炉

ンレス鋼においても，2000年代にBWRのシュラウドや再（boiling water reactor, BWR）や加圧水型原子炉（pressurized

循環配管の溶接熱影響（heat affected zone, HAZ）部でのSCC

water reactor, PWR）で広く使用されている．このオーステ事例が報告されている(2,3)．この非鋭敏化低炭素ステンレ

ナイト系ステンレス鋼の実機におけるSCC経験としては，ス鋼のSCC事例では，材料因子として表面の強い加工や溶＊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 . 30 2023 RV-1

223

接熱影響による硬化が影響したと考えられている(2,3)．そオーステナイト系ステンレス鋼の HAZ 部の硬化領域での後この非鋭敏化低炭素ステンレス鋼のSCC進展挙動にの PWR1 次冷却材環境下（低電位環境下）の実機事例に関する研究が精力的に行われ，BWRの通常水質(normal

ついては，前述のとおり限定的であったこともあり，研究water chemistry，NWC)のような酸素を含む288℃の高温純例は多くない．INSS では早くからこの問題に着目し，2 種

水中でのSCC進展速度データが取得・整備され(4-6)，また類の溶接材の HAZ 部の硬化領域での SCC 進展評価を実HAZ部の硬化領域で，母材に比べてSCC進展が促進される

施し報告してきた(25-27)．

ことなども報告されている(4)．

本項では，これらの研究内容を，まず対象材料の製作履

PWRの1次冷却材環境下では，BWRのNWCのような酸歴の観点で 2.1 と 2.2 項にまとめた．詳細は後述するが，

素を含む高い腐食電位環境下と異なり，水素脱気により腐前者（2.1 項）はブロック状のステンレス鋼を用いた通常

食電位が十分に下げられた環境となっており，このような開先の TIG+SMAW による溶接材で，後者は配管材を狭開低い腐食電位環境下においては，従来ステンレス鋼でSCC

先全層 TIG で溶接したものである．本報告では，両者のは起こらないとされてきた．事実，過去のPWRにおけるス

結果を改めて再整理し，HAZ 部の硬化傾向の比較と冷間テンレス鋼のSCC事例は，照射の影響を受けたIASCC(7)や加工度との関係（2.3 項），溶接線からの距離に応じた SCC(7,8)のものが主であった．しか進展挙動（2.4 項），SCC 進展挙動の K 依存性と冷間加工し近年では，フランスにおける強い冷間加工を受けたtype材との比較（2.5 項），SCC 進展速度の温度依存性と冷間加

316L製のヒータシースのSCC事例 ，冷間加工されたtype

工材との比較（2.6 項）として再整理し紹介し，最後に SCC

316L製ボルトのSCC事例 ，日本におけるセーフエンド配挙動に及ぼすその他の材料因子と今後の課題（2.7 項）を

酸素滞留部など特殊な事例

(9)

(10)

(11,12)管（SUS316製）溶接熱影響部近傍の粒界割れ事例

，ス

述べる．

プレイ配管（SUS316製）溶接熱影響部のSCC事例 ，フラなお，INSS の冷間加工材及び HAZ 部硬化領域の PWR1

ンスにおける安全注入系配管（type 316LN製）の溶接熱影

次冷却材環境下の SCC 進展速度に関するデータ(22-28)は，響部のSCC事例(14)が報告され，いずれの場合も明瞭な鋭敏米国電力研究所（EPRI）の技術報告書（MRP-458）(29)にお化は確認されておらず，SCCの材料因子としては表面などいて，他の研究者のデータとともに集約され，SCC 進展速の強い加工や溶接熱影響による硬化などが影響したもの

度線図が提案されている．

(13)と推定されている．
一方，実験室では，強い冷間加工を受けることにより，

2.1 TIG+SMAW溶溶接材(27)

BWRの水素注入（hydrogen water chemistry, HWC）環境や

ステンレス鋼溶接金属は，市販の 316L および 308L 組

PWRの1次冷却材のような低い腐食電位環境下において成の溶接棒を用い，それぞれ SUS316 と SUS304 に V 開も，非鋭敏化オーステナイト系ステンレス鋼のSCCが進展

先を施し，初層部を（tungsten inert gas, TIG）溶接，中間部

し得ることが指摘され，加工を考慮した材料のSCC進展挙は被覆アーク溶接（shielded metal arc welding, SMAW）によ.

(15-25)動に関する研究が実施されてきたる多層盛りで製作したものを基本素材とした．溶接完了時

INSSでも，このPWRにおける1次冷却材中の非鋭敏化オの外観を図 1(a)に母材金属の化学組成を表 1 に示す．このーステナイト系ステンレス鋼のSCC挙動に関して，冷間加溶接材は，ブロック状の母材を図のように拘束台に固定し(22-25)工を考慮したステンレス鋼のSCC進展評価，並びにHAZ部の硬化領域を対象としたSCC進展評価(26-28)た状態で溶接した．図 1(b)に溶接マクロ組織と CT 試験片などを，採取位置，硬さ測定位置を示す．本溶接材は，溶接金属部

2010年代より実施してきた．本報告では，特にこれまで実初層部の SCC 進展評価(30)のために，ブロックの途中から施してきたHAZ部の硬化領域におけるSCC進展挙動の研開先加工を施して溶接したので，通常の配管突合せ溶接の究結果を中心に，既報の内容を改めて整理し取りまとめて場合に施工する内表面のシンニング加工はなく，また初層

紹介するとともに，最近の実機事例を考慮し今後の課題を溶接部近傍の拘束条件や冷却過程も，実際の配管周方向溶

述べる．

接の条件とは厳密には異なるものと考えられる．なお，本溶接による硬化傾向については，2.3 項にて紹介する．

2. これまでの研究状況と今後の課題

SCC 進展試験片は，図１(b) に示したように，溶接線から 1 および 3 mm の位置で，SCC 進展方向が溶接線と平INSS JOURNAL Vol . 30 2023 RV-1

行になるように採取し，SCC 進展試験に供した．試験条件

224

ここで両者の溶接方法などによる影響を考える．両者は，の詳細は，既報 を参照されたい．SCC 進展速度の詳細や溶接方法（TIG+SMAWと全層TIG），開先形状（通常開先比較については，2.4 項以降で紹介する．

と狭開先）も異なるが，ブロック状の母材を固定した溶接(27)と，配管周方向溶接の違い及び板厚の違いもある．まず，

2.2 狭開先TIG溶
溶接材

(28)

開先形状の違いについては，通常開先に比べて狭開先による溶接の場合，その硬化傾向は，前者がより硬化し，後者

試験材（モックアップ材）の寸法図を図2(a)に示す．こは硬化が抑制され，また配管内表面側でより硬化すると報の溶接材は，配管材を狭開先TIG溶接したものである．母

告されている(2)．板厚については，より大口径の肉厚配管

材はステンレス鋼 SUS F316であり，材料組成を表2に示

ほど硬化する傾向が報告されている(12)．溶接手順の違いとす．図2(b) に溶接マクロ組織とCT試験片採取位置，硬さ

しては，ブロック状の母材を固定した溶接と，配管周方向

測定位置を示す．図 に示したように，SCC 進展試験片は溶接の違いがある．ただし，本報告のブロック状の母材を溶接線から1, 2, 3と4 mm の位置で，SCC 進展方向が溶接

用いた溶接手順では，母材を拘束台に固定して溶接したた線と平行になるように採取し，SCC進展試験に供した．試め，溶接時の変形を避けることができ，結果として溶接部(28)

験条件の詳細は，既報 を参照されたい．SCC進展速度の近傍の熱歪みもある程度再現できたものと考えられる．ま

詳細や比較については，2.4項以降で紹介する．

た，本項で比較した硬さ測定位置は，CT試験片採取時の予亀裂先端近傍の位置に相当するようにしたため，配管肉

2.3 HAZ部部の硬化傾向の比較と冷間加工度との関係

厚方向内表面側から離れた位置となっており，また内表面からの距離も異なる．以上のように複数の因子が異なるため一概には結論付けられないが，溶接方法，開先形状，溶

図3と4にCT試験片採取位置近傍における硬化傾向を，
溶接線からの距離に応じて示した．本報告の2種類の溶接

接手順，板厚などが異なるものの，結果としてこの位置の硬化傾向は類似の傾向となったものと考えられる．

材のHAZ部の硬化傾向は，10 mm 程度の位置から溶接線

ここで，HAZ部の硬化領域と冷間加工度との関係を考に向かって次第に硬化する傾向を示し，両者ともに溶接時

える．HAZ部の硬化領域の硬さは，測定場所によるバラツの熱歪みの影響で硬化したものと考えられる．図3のキも大きいことから，溶接線から4 mmまでの硬さ範囲を，

TIG+SMAWの硬化傾向は，図4の狭開先TIGの硬化傾向とINSSの冷間加工材で取得した硬さと冷間加工度の関係に明確な差はなく，類似していた．

プロットして図6に示す．図のように，2種の溶接材の同領

図5には，HAZ部の硬化傾向を，SUS316とSUS304を同時にプロットし比較して示した．両者の硬化傾向に明瞭な差域の硬さHV（0.05）=215～245をプロットすると，冷間加工度で5～9 %相当と見積もられた．

は見られなかった．
次に，溶接手順の異なるSUS316の硬化傾向を詳細に比較するために，溶接線から20mmまでの範囲の硬さを同一グラフにプロットして図5に示した．図から，溶接線から2.4 溶接線からの距離に応じたSCC進進展挙動（EPRにによる鋭敏化評価とTEM/EDS分
分析
結果との関係）

10 mmの位置から溶接線に向かって硬化する傾向は，
TIG+SMAW（青丸）と狭開先TIG（黒丸）であまり変わら

図7に溶接線からの距離に対するSCC進展速度を示した．

ず，また溶接部近傍（1～4 mm）の範囲では，前者の最小HAZ部のSCC進展速度は，溶接線からの距離 1～4 mmの値と最大値はHV（0.05）=215～238，後者はHV（0.05）=220

位置にはあまり影響を受けず，同程度のSCC進展速度を示～245の範囲であり，この範囲の硬さに明瞭な差はなかっした．またSUS304とSUS316の鋼種間の差も明瞭でなく，た．一方，10 mm以上離れた位置では，TIG+SMAW材で

さらにTIG+SMAWと狭開先TIGとの差も明瞭ではなかっ

HV(0.05)=170前後，狭開先TIG材で概ねHV(0.05)=150程度

た．

とΔHV=20程度の差があった．
この位置の硬さは母材硬さ

鋭敏化（Cr炭化物の析出による粒界Cr濃度の低下）の状に相当すると思われるので，母材の素材（SUS316と況把握のため，TIG ＋SMAW 溶接材のSUS316 および

SUSF316）硬さに差があったものと思われる．以上のよう

SUS304のHAZ部で鋭敏化度（electric polarization reactivation,に，母材硬さに若干の差はあるものの，溶接部近傍での硬EPR）測定を実施したが有意なEPR値は検出されず，鋭敏化傾向に明瞭な差は見られなかった．

化は検出されなかった．EPR測定による鋭敏化度評価より

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 RV-1

225

も詳細な評価をするため，鋭敏化度測定後のミクロ組織観

320℃の範囲ではアレニウス型の温度依存性を示し，その察結果（SUS304の例）を図8に示す．鋭敏化した溶接熱影

後340℃で抑制し，320℃近傍にピークを持つ温度依存性を

響部や鋭敏化模擬材では，鋭敏化度測定後にミクロ組織観示した．なお，この図でも鋼種，溶接法と採取位置が識別

察をすると，再活性化時の粒界溶出に起因する粒界の溝ができるようにプロットしたが，それぞれの差は明瞭ではな観察されるが，そのような痕跡は観察されず，詳細ミクロかった．一部，低K値と示したデータ2点は，図9の低K値

観察においても，鋭敏化の兆候は確認されなかった．

側で遅いSCC進展速度のデータと整合し，記載のとおりK

さらに，粒界のわずかな析出挙動や粒界組成の確認のために，狭開先TIGについては，透過電子顕微鏡（transmission

値が低いためにSCC進展速度が遅くなったものと考えられる．

electron microscopy, TEM）観察による評価を実施した ．

このHAZ部SCC進展速度を冷間加工材の温度依存性とその結果によると，溶接線から1及び2 mmの位置の観察結比較して図12に示した．HAZ部のデータは，図11に示した果で，わずかにCr炭化物が検出されるケースがあり，またものと同じであるが，前述のとおり溶接線からの距離に対それに伴うわずかな粒界Cr濃度の低下も確認され，わずかする差が少ないことから，煩雑さを避けるため鋼種と溶接な鋭敏化の兆候が観察されている．ただし，図7に示した法のみ識別できるようにマークと色分けを変更した．冷間

SCC進展速度は，溶接線からの距離に対して明瞭な差はな

加工材のデータは，全て黒色とし，加工度毎にマークを変く，そのようなわずかな鋭敏化の兆候は，SCC進展にあま更して示した．図から，HAZ部のSCC進展速度は，ここでり影響しないものと考えられた．なお，実際のTEM観察結も10%CW316(TS)材のSCC進展速度と近い値であり，且つ

(28)

(28)

温度依存性も，同加工材と類似の傾向であることが分かっ

図5に示したように，溶接線からの距離 1～4 mmの位置

た．

果 については，既報を参照されたい．
の範囲では，硬さにも大きな差がなかったので，SCC進展
速度も同程度となったものと考えられる．

2.5 SCC進
進展速度のK依
依存性と冷間加工材との比較

2.7 SCC挙挙動に及ぼすその他の材料因子と今後の課題
ここでは，SCC挙動に及ぼす材料因子の観点で，ここまでの結果とその他の考慮すべき因子についてまとめる．

図9に，HAZ部硬化領域のSCC進展速度の応力拡大係数

本報告で用いたTIG+SMAWと狭開先TIGのHAZ部には，（K）依存性を示す．明瞭なK依存性を議論するには，デ

図8や既報(27,28)で示したように明確な鋭敏化（Cr炭化物のータ数が少ないが，K=30～40 MPa・m1/2の範囲のSCC進展

析出と粒界Cr濃度の低下）は確認されなかった．SCCの影

速度は溶接線からの距離によらず，あまり変わらなかった．

響因子の内の一つである鋭敏化の影響がほぼなかったの

K=30 MPa・m 未満では急激にSCC進展速度が低下する

で，硬さが同じ冷間加工材とある程度挙動が類似したもの傾向があるように見受けられるが，この点はさらに検証がと推定される．なお，鋭敏化などの影響があった場合，必要である．なお，図には鋼種， 溶接法と採取位置が識PWR1次冷却材環境下における粒界炭化物の存在は，SCC

別できるようにプロットしたが，それぞれの差は明瞭では進展をむしろ抑制するすることが報告されている(22,31)．まなかった．

た，材料のCr濃度の影響のみで考えた場合，Cr濃度の低下

1/2

このHAZ部SCC進展速度を冷間加工材のK依存性と比自体は，PWR1次冷却材環境下においても，SCC進展速度

較して図10に示した．冷間加工材のデータは全て黒色とし，の増加要因となり得る(22)ことも報告されている．以上のよ

加工度毎にマークを変更して示した．図から，HAZ部のうに鋭敏化によって生じた変化を個別に考えた場合，SCC

SCC進展速度は，10%CW316(TS)材のSCC進展速度と近い挙動に対する影響が異なるので，鋭敏化が関係する条件に値であることがわかった．

おいては，Cr炭化物の影響とCr欠乏の影響の両者を考慮に入れる必要がある．

2.6 SCC進
進展速度の温度依存性と冷間加工
材との比較

スプレイ配管（SUS316製）溶接熱影響部のSCC事例(13)では，溶接の初層部近傍でより大きな入熱などの影響で特異な硬さになったことが一因とされ，またSCC発生部位は溶

図11に，HAZ部硬化領域のSCC進展速度の温度依存性を接線に近接し，その内表面のシンニング加工による硬化は示す．HAZ部のSCC進展速度の温度依存性は，250から

溶接熱影響により緩和していたことなどが報告されていINSS JOURNAL Vol . 30 2023 RV-1

進展挙動を用いることによって，ある程度推測可能

る．この部位は，内表面のシンニング加工と溶接熱履歴のと考えられる．

重畳によって，表面近傍の金属組織や応力分布は，より複雑であったと想定される．一方，BWRの再循環配管のSCC

226

(3)

本報告で用いた SUS316 及び SUS304 と溶接条件の事例では， SCCの発生位置は溶接線に近いものもあるが，組み合わせでは，明瞭な熱鋭敏化を生じにくかった．

2～4.5 mm 離れた位置と報告されている．またPWRのまた，わずかな粒界析出物と弱い Cr 欠乏が検出されセーフエンド配管の粒界割れ事例においても，溶接線からるケースもあったが，SCC 進展速度に大きな影響は(2,3)

3～5 mm 離れた位置であったことが報告(7, 12)されており，SCC発生位置の観点では違いも見られる．SCCに及ぼす材
料因子の観点では，硬さがひとつの重要な因子と考えられるものの，SCC発生位置との相関については疑問も残る．
その点も考慮し，今後その他の材料因子の影響も考慮に入れつつ，より詳細な検討が望まれる．
スプレイ配管のSCC事例では,その後の類似箇所の検査プログラムでSCCは報告されていないが，フランスの安全注入系配管のSCC事例では，その後の検査プログラムで類似箇所のSCCが複数報告されており(14)，運転条件にもよる
が，運転中わずかに存在する可能性のある酸素の影響や，熱成層に伴う変動荷重の影響の可能性などが指摘されている．これらの点についても国内外で今後より詳細な調査や検討がなされるものと思われる．本項では，材料因子について述べてきたが，材料因子はその応力条件や環境条件によってその効果が変わり得るので，その点も含めた材料
因子の評価も重要である．

3. まとめステンレス HAZ 部の硬化領域（SUS316，SUS304）の
PWR1 次冷却材模擬水中の SCC 挙動について，これまでの研究状況を改めて整理し，紹介した．主要な結論と今後

(4)

なかった．
スプレイ配管（SUS316 製）溶接熱影響部の SCC 事
例では，溶接の初層部近傍でより大きな入熱などの影響で特異な硬さになったことが材料因子の一つとして指摘されている．今後，SCC 発生にかかる知見集約のためには，実機におけるこの部位の硬さ以外の影響因子の適切な評価と，特異な硬化が生じた理由の明確化などが重要と考えられる．

謝辞
本研究を遂行するにあたり，腐食試験等の実施にあたっては，㈱原子力安全システム研究所 材料グループ 村
上公治氏，平尾充司氏（現関電プラント），高瀬亮人氏（現東洋紡）の協力があった．この場を借りて謝意を表す．
本報告の一部は PWR 電力 5 社委託による（社）腐食防食協会の「オーステナイトステンレス鋼の粒界割れ発生
メカニズムの究明に関する研究（Step2）」の一環として実施され，INSS JOURNAL Vol19 (2012)にて報告済(28)のものも引用し，再編集したものである．改めて関係各位に謝意
を表す．

引用文献

の課題について以下に述べる．
(1)

ステンレス鋼 HAZ 部は溶接時の熱歪みなどにより硬化し，その硬化に伴い PWR1 次冷却材環境下でのSCC 進展が増加するものと考えられる．

(2)

肉厚中間部の HAZ 部の硬化領域は，溶接線近傍に近づくにつれて硬化し，溶接線から 4 mm 程度までの範囲では HV(0.05)=215～245 程度であり，本報告の2 種類の溶接材の硬化傾向に大きな違いはなかった．
その硬さは冷間加工度 10％の SUS316 と同程度であり，SCC 進展速度も 10%CW316 と同程度であった．
また，SCC 進展速度の温度依存性も，10%CW316 と類似の挙動を示した．以上から HAZ 部硬化領域の
SCC 進展挙動は，硬さが同程度の冷間加工材の SCC(1) 小若正倫, アグネ承風社, 新版 金属の腐食損傷と防食技術, ステンレス鋼の応力腐食割れ(2) 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，（2004）.
(3) 鈴木俊一, “ 解説シリーズ 技術継承私塾, 低炭素ス
テンレス鋼の応力腐食割れについて” ，日本原子力学会誌，Vol64, No.4, pp.216-220 (2022)(4) S. Suzuki et.al. “Stress Corrosion Cracking in Low Carbon
Stainless Steel Components in BWR” ， E-Journal ofAdvanced Maintenance. Vol.1 (2009) 1 29.

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 RV-1

(5) （独）原子力安全基盤機構 平成 19 年度 原子力用
ステンレス鋼の耐応力腐食割れ実証に関する報告書
平成 21 年 2 月

227

Degradation of Materials in Nuclear Power Systems,
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テンレス鋼の低き裂進展速度領域線図の検証に関す

on Intergranular Stress Corrosion Cracking of Austenitic

る報告書 平成 22 年 3 月

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HANDBOOK

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(23) K. Arioka, T. Yamada, T. Terachi and G. Chiba, “ColdWork and Temperature Dependence of Stress Corrosion
Crack Growth of Austenitic Stainless Steels in
Hydrogenated and Oxygenated High-Temperature Water”,
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(24) K. Arioka, T. Yamada, T. Terachi and T. Miyamoto,(10) IRSN Report DG/2013-00005-EN, p.29, “IRSN's Position“Dependence of Stress Corrosion Cracking for Cold-on Safety and Radiation Protection at Nuclear Power

Worked Stainless Steel on Temperature and Potential, andPlants in France, 2012”

Role of Diffusion of Vacancies at Crack Tips”, Corrosion,(11) T. Shoji, K. S. Lu, S. Hirano et al., Effects of Cold Work

Vol. 64, No. 9, p. 691 (2008).

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Rev.6, 更新日 2022/07/27(14) ASN,

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(16) P.L. Andresen, T.M. Angeliu and L.M. Young,
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(17) P.L. Andresen, Corrosion/2002, Paper No. 2509 (2002).
(18) P.L. Andresen, L.M. Young, W.R. Catlin and R.M. Horn,
Corrosion/2002, Paper No. 2511 (2002).
(19) M.O. Speidel and R. Magdowski, Corrosion/2000, Paper
No. 00222 (2000).
(20) T. Shoji, G. Li, J. Kwon, S. Matsushima and Z. Lu,
Proceedings of the Eleventh International Symposium on
Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power
Systems, Stevenson, WA, pp. 834–844 (2003).
(21) M.L. Castano Marin, M.S. Garcia Redondo, G. de Diego
Velasco and D. Gomez Biceno, Proceedings of theEleventh International Symposium on Environmental(2012) 59–70(26) T. Yamada, T. Terachi, T. Miyamoto and K. Arioka, “SCC
growth behavior in weld heat-affected-zone of stainlesssteel in hydrogenated high-temperature water”, 材料と環境 2010, A-201(27) 山田卓陽, 寺地巧, 宮本友樹, 有岡孝司, ステンレ
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(28) 青木政徳, 寺地巧, 山田卓陽, 有岡孝司, “ステンレス鋼の溶接熱影響部での応力腐食割れ（SCC）挙動の検討—溶接線からの距離による影響―, INSS
Journal, Vol. 19, pp.118-130, (2012).
(29) EPRI, 2022 technical report, Materials Reliability
Program: Stress Corrosion Crack Growth Rates in
Stainless Steels in PWR Environments (MRP-458).
(30) 山田卓陽, 寺地巧, 宮本友樹, 有岡孝司, ステンレ
ス鋳鋼およびステンレス鋼溶接金属の高温水中応力
腐食割れ挙動に及ぼす長時間熱時効の影響―これまでの研究状況と今後の課題, INSS Journal, Vol. 23, pp.
145-152, (2016).
(31) T. Yamada, T. Terachi, K. Arioka, “Effect of Grain
Boundary carbide on IGSCC growth of austenitic stainlesssteels in high-temperature pure water”, Corrosion/2008,
Paper No. 08596 (2008).

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 RV-1

228

表 1 母材金属の化学組成(27)

表 2 母材金属の化学組成(28)(a)溶接後の外観(b)マクロ組織

図 1 (a)溶接状況の外観（TIG＋SMAW）と(b)溶接マクロ組織（試験⽚採取位置と硬さ測定位置）(a)溶接⼨法図(b)マクロ組織

図 2 (a)溶接⼨法図と⼊⼿範囲（狭開先 TIG）と(b)溶接マクロ組織（試験⽚採取位置と硬さ測定位置）

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 RV-1

図 3 溶接線からの距離に対する硬さ分布（TIG＋SMAW）

229

図 4 溶接線からの距離に対する硬さ分布（狭開先 TIG）

HAZ 部の硬さ範囲
HV(0.05)=215～245

図 5 溶接線からの距離に対する硬さ分布（TIG+SMAW と狭開先 TIG の⽐較）

図 6 硬さと冷間加⼯度の関係（HAZ 部硬化領域の換算）

(a)

(b)

図 7 溶接線からの距離に対する SCC 進展速度
（TIG+SMAW と狭開先 TIG）

図 8 EPR 測定後のミクロ組織(a)HAZ 1mm (b) 3mm

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 RV-1

図 9 HAZ 部の SCC 進展速度の K 依存性

230

図 10 HAZ 部の SCC 進展速度の K 依存性（冷間加⼯材との⽐較）

低K値

図 11 HAZ 部の SCC 進展速度の温度依存性

図 12 HAZ 部の SCC 進展速度の温度依存性（冷間加⼯材との⽐較）

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-1

231

働きがいのある会社で行われている取り組み：テキストマイニングによる分類の試み
Actions to Make the Company a Great Place to work：Classification by Text Mining後藤

学 （Manabu Goto）＊1

要約
働きがいのある会社の取り組みに関する記述についてテキストマイニングを行い，取り組み内容の分類を試みた．共起ネットワークから得られた 13 のコミュニティを，（１）制度整備に関する取り組み，（２）人材育成に関する取り組み，（３）意識共有に関する取り組み，（４）コ
ミュニケーション活性化と一体感に関する取り組み，（５）社会貢献に関する取り組み，の５つに整理した．各種取り組みに共通する要素としては，個々の社員の意志や考えを尊重した取り組み
や，全社員の一体感を高める取り組みが多かった．
キーワード

働きがいのある職場，取り組み，テキストマイニング

Abstract We conducted text mining on descriptions of the actions implemented by companies that are agreat place to work, and we attempted to classify the contents. Thirteen communities were obtained from theco-occurrence network and their actions were organized into the following five categories: (1) actions related
to reviewing the rules to make them easier to work with; (2) actions related to human resource development;(3) actions related to shared awareness; (4) actions related to communication activation and a sense of unity;and (5) actions related to social contribution. Common to all of these actions were respect for the will andideas of individual employees and the enhancement of a sense of unity among all employees.
Keywords

a great place to work, actions, text mining

1. 問題・目的

圧力のような外界からの刺激や要請によって促進される（外発的動機づけ）．その一方で，仕事に取り組むことに社員にとって「働きがいのある」会社では，どんな取り

よってやりがいや喜びが得られ，より一層熱心に取り組む

組みが行われているのだろうか．
それは，多くの企業組織，

ことでも活動は促進される（内発的動機づけ）．このよう経営者や企業人が持つ共通の関心事であろう．そこで本稿に，働きがいがある状態には，待遇に恵まれ，働きやすい

では，世の中で「働きがいのある会社」として高く評価さ職場環境であることと，仕事に取り組むことそのものに魅れている職場がどのような取り組みをしているのか，その力を感じていることが共に関連する．

抽出・分類を試みた．
こういった分類があることによって，

本稿では「働きがいのある会社」とその取り組みとして，

他社ではどのような取り組みが多く行われているのか，自Great Place To Work🄬🄬 Institute Japan（GPTW Japan）の「働社で今後どのような取り組みが必要なのか，検討する手がきがいのある会社」ランキング ベスト 100 の HP 掲載デ

かりになるものと考えられる．

ータを使用した（働きがいのある会社研究所, 2023）．Great働きがいは，SDGs（国際連合広報センター, 2019）の中Place To Work🄬🄬（GPTW）は，世界約 100 ヵ国で「働きがで目標８「働きがいも経済成長も」として言及され，すべいのある会社」を世界共通の基準で調査・分析し，各国のての人が「働きがいと十分な収入のある仕事（decent work）」

有力メディアでランキングを発表している．

につくことが持続可能な社会にとって重要であることが謳われている．

GPTW では，「働きがい」を「働きやすさ」と「やりがい」の両方が兼ね備わった組織であると定義する（働きが社会心理学や産業・組織心理学では，働きがいは動機づ

いのある会社研究所, 2023）．そして，GPTW が定める全員けの文脈の中で注目されてきた．仕事への活動は，報酬や型「働きがいのある会社」モデルに基づいて評価を行って＊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 . 30 2023 R-1

232

いる．このモデルでは，「働きがいのある会社」とは，マシ取り組みは 200 字程度で，ランキングに選出された企業

ネジメントと従業員との間に信頼があり，一人ひとりの能が作成した紹介文の形式で記述されたものであった．

力が会社全体のために最大限に生かされている会社を指2019 年～2023 年の５年間のランキングを対象としたとす．そういった会社には，優れた価値観（バリュー）やリ

ころ，計 660 社分のテキストデータが得られた．各年度のーダーシップがあり，イノベーションを通じて財務的な成内訳は，2023 年版 100 社（15,40,45），2022 年版 100 社長を果たすことができる．中でもマネジメントと従業員の（15,40,45），2021 年版 160 社（25,65,70），2020 年版 155間の「信頼」は重要で，信頼を構成する５つの構成要素と社（25,65,65），2019 年版 145 社（25,60,60）であった（括して「信用」
「尊重」
「公正」
「誇り」
「連帯感」があげられ

弧内は，企業規模の部門別のデータ数を示す）．2021 年度ている．

以前は 100 社以上の会社が選ばれているが，これは 100 社

GPTW による「働きがいのある会社」調査は，働く人へに限定せずに一定水準を超えた企業が「働きがいのある会のアンケートと，会社へのアンケートの２種類のアンケー社」
として選出されていたことによる．
このランキングは，トで構成されている．信頼の５つの構成要素を測定する質25 人以上が在籍する法人企業によるエントリー方式で行

問を中心に，自由記述や属性等に関する質問を追加した働

われているため，各年度にランキングされる企業には重複

く人への無記名アンケートと，企業文化や会社方針，人事があり，同一企業が複数回含まれていることも多い．
「施

施策（採用，経営層からの意見浸透，従業員からの意見聴

策名とイチオシ取り組み」からなるテキストデータに加え取，人材育成，ダイバーシティ，ワークライフバランス，て，年度（2019 年～2023 年），企業規模（大規模部門，中社会・地域貢献活動など）の具体的な取り組み内容をレポ

規模部門，小規模部門）を外的変数として使用した．企業

ート形式で回答させる会社へのアンケートからなる．この規模は，大中小の３部門で，大規模部門で社員数 1,000 人

２種類のアンケートが総合的に評価され，「働きがいのあ

以上，中規模部門で 100～999 人，小規模部門で 25～99 人る会社」が選出される．

で区分された．

今回，著者が分類を試みたデータは，上記のアンケート結果によって選出されたベスト 100 各社が選んだ，一押し

2.2 分析方法

の働きがいを高める取り組み（「イチオシ取り組み」）として，紹介されている記述である．多くの取り組みに関する

テキストデータの分類を目的にテキストマイニングを記述が含まれるため，それを取り組み内容で分類できると行った．分析には，樋口（2020）の KH Coder3 を用いた．

望ましいと考えた．データの分類にあたっては，テキスト分析を行う前に以下の前処理を行った．
（１）以下の単語

マイニングによる分析を試みた．こういった分類作業では，（バリュー，ミッション，ミーティング，ビジョン，ハッ

大抵，KJ 法（川喜田, 2017）などの方法を用いて，親近感ピー）は，出現頻度が多く，かつ，英語表記とカナ表記がのあるものをまとめて分類することが定石である．しかし混在していた．これらについては，英語表記をカナ表記にながら，今回のようにデータの件数が多く，１件（１社）

変換した．
（２）複合語のうち，「従業員」（従業＋員）にのデータの中に複数の取り組みが記述されていれば，分類

ついては，複合語の検出結果を参考に強制抽出した．

には相応の手間がかかる．また，分類の客観性を高めるた
めには，複数の者が分類内容を共有し合意を得る必要があ

3. 結果

り，相当なマンパワーを要する．テキストマイニングを活用することでこの種の分類・整理がどこまで効率的にできるのか，有効な分析ができるのか検討する．

2. 方法「施策名とイチオシ取り組み」からなる 660 件のテキストデータは，総抽出語数 77,307，異なり語数 4,985 で，660 件 2,780 文のテキストデータであった．
表１に，全テキストデータの出現回数上位 50 語の出現
回数と文書数を示した．出現回数は，１件で抽出語が複数

2.1 分析対象

回使われた場合でも出現の度に都度カウントしている．文
書数は，１件の中での重複使用はカウントしていない．

GPTW Japan が毎年認定・発表している，日本における最も多く使用された語は「社員」で，出現回数 949 回で「働きがいのある会社」ランキング ベスト 100 のサイト

あった．
「社員」は 660 件の記述の中では 415 件（62.8％）に掲載されている，各社の「施策名」と「イチオシ取り組で使用されていた．上位の語は，出現回数が多い語ほど文み」を分析対象とした．施策名は各社 30 字程度，イチオ

書数も多いが，「理念」「プロジェクト」「文化」のように

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-1

233

出現回数が多いものの文書数がそれほど多くない語も見取れること，実際の記述例をまとめた．実際の記述例にはられた．

代表的な取り組みを掲載した．

表１ 抽出語（上位 50 語）の出現回数と文書数

制度整備に関する取り組みは，人事制度と働き方改革に関するトピックからなっていた．人事制度では，①社員の残した成果やプロセスが人事評価に反映されること，②
会社に決められるのではなく，社員一人ひとりが主体的にキャリアを選択し，その選択を支持・尊重するような企業側の支援があることが働きがいのある職場に多く認められた．そういった制度があることによって，ビジョンの実現に向けて全社員が能力を発揮できる状態ができるものと推測される．
働き方改革では，①コロナ禍をきっかけとした在宅勤
務やフレックス勤務の導入，②社員の希望に沿って職種やワークスタイル（時短勤務，時差勤務）を柔軟に選択・変更できること，③ダイバーシティを尊重し，多様な人材が3.1 働きがいのある会社の取り組み分類

等しく活躍できることが働きがいのある職場に多く認められた．
人材育成に関する取り組みとしては，個々のキャリア「施策名とイチオシ取り組み」の全データについて共

プランに即した人材育成はもちろん，入社したての社員に起ネットワーク分析を行った．最頻出語の「社員」は，取対して手厚いトレーニングプログラムが用意されているり組み内容と関係なく全体にわたって使用されていたこなどの工夫がなされているといった記述が目立った．

とから，除外した上で分析した．

続いて，意識共有に関する取り組みは，理念や価値観の最小出現数 50 以上の語について共起ネットワークを作

浸透・共有を目的に，①企業理念や経営理念など，企業の成した（図１）．共起度の高いまとまり（コミュニティ）存在意義や目標を浸透させる取り組み，②社員としての判が 13 抽出された（表２ ２，３列目）．ここから，語と語

断基準や行動基準を共有させるための取り組みが働きがの結びつきの強さを基準に，共通する取り組みを読み取る

いのある職場に多く認められた．そして，③理念や価値をことができた（同表４列目）．そこで，13 のコミュニティ体現した社員を褒め表彰することで，他の社員の意識を高をより上位の概念でまとめて，系統的に整理するため，取める取り組みが多く言及されていた．なお，「価値」と「バり組みの目的・意図の観点から，著者が５つに大分類したリュー」の語は，特定の会社や文脈によっては同義で用い（同表１列目）．大分類は（１）制度整備に関する取り組られている場合もあったが，両者を同義語としてまとめな

み（C1, C4），
（２）人材育成に関する取り組み（C11），（３）

かったのには，「バリュー」と「体現」「表彰」の語の結び

意識共有に関する取り組み（C3, C5, C8），（４）コミュニ

つきが強かったためである．

ケーション活性化と一体感に関する取り組み（C2, C7,

コミュニケーション活性化と一体感に関する取り組み

C10），（５）社会貢献に関する取り組み（C13）である．こは多様なものが記述されていた．①全社規模の会議，②コ

れ以外の３コミュニティ（C6, C9, C12）は取り組みの内容

ミュニケーション活性化を目的とした取り組み（例：ランを示すものではなく，各種取り組み内容を説明する修飾語

チ会，クラブ活動，カフェスペースなど），③社内イベンや，取り組みに関する記述を目的語にとった述語が抽出さト（例：運動会，社員旅行，レッスンやフォーラムなど）れており，「その他」と分類した．加えて，共起ネットワの開催が多く言及されていた．また，社員の家族が一緒にークから得られた，結びつきの強い語群を手がかりに，取参加できるようなイベントについての言及が多いことがり組みの具体的な内容について，以下のように解釈した．

特徴的であった．

解釈にあたっては，共起ネットワークから得られる情報だ
けではなく，実際の記述内容を参照しながら検討した．表２に各コミュニティに含まれた語と，取り組みとして読み

最後に，SDGs などの社会貢献，地域貢献を目的とした取り組みについての記述がみられた．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-1

234

Nodes 60（114）, Edges 60（6276）, Density .034, Min. Coef. .163
図１ 「働きがいのある会社」の取り組みについての共起ネットワーク

3.2 年度別，企業規模別での検討

働きがいのある会社で行われている取り組みに関する記述についてテキストマイニングを行い，取り組み内容の分類

働きがいのある会社の取り組みが，年度や企業規模によっを試みた．共起ネットワークから得られた 13 のコミュニテて異なるのか検討するため，「抽出語×年度」と「抽出語×ィを系統的に整理するため，筆者がより上位概念に分類し，企業規模」の対応分析を行った．

（１）制度整備に関する取り組み，（２）人材育成に関する取抽出語×年度の分析の場合，2019 年度の「プロジェクト」，

り組み，（３）意識共有に関する取り組み，（４）コミュニケ

2021 年度，2022 年度の「コロナ」「オンライン」，2023 年度

ーション活性化と一体感に関する取り組み，（５）社会貢献にの「文化」「価値」の出現頻度は，他の年度と比して高かった．

関する取り組みを抽出できた．その上で，働きがいのある会「コロナ」と「オンライン」についてはコロナ禍の状況を社の典型的な取り組みに関する記述を整理した．働きがいのふまえると，明らかにその年度に特有の使われ方であったとある会社にしかない要素とは何なのか，明確なことは現時点考えられるが，「プロジェクト」や「文化」「価値」についてではいえないが，個々の社員の意志や考えを尊重し，キャリは，明確な理由を見出すことができなかった．

アを自己決定させるような取り組みや，全社員の一体感を高抽出語×企業規模では，特徴的な違いは見出せなかった．

めるような取り組みが多かったといえる．
テキストマイニングを用いることにより，１件ずつ読み込

4. 考察

まずとも，語と語の結びつきによるまとまり（コミュニティ）INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-1

235

表２ 「働きがいのある会社」の取り組みを構成する内容
⼤分類

コミュニ
ティ

各コミュニティに含まれた単語

取り組みとして読み取れること

会社、制度、環境、働く、経営、実 ・⼈事評価制度
C1

現、⽬指す、ビジョン、評価、⼈・キャリア開発のための⽀援

事、経営、成⻑、⽀援、⼀⼈ひと・ビジョンの実現に向けて全従業員

り、キャリアが能⼒を発揮できる状態を⽬指す

制度整備

実際の記述例（⼀部編集して掲載）
・年功序列ではなく、努⼒と成果が適正に評価される⼈事評価
制度、賞与体系を採⽤している・社員ひとりひとりの意志を最優先に考えるキャリア開発制度
・半年に１度の社内公募にて全社員が直属の上司への申告なし
で、希望する部署へ挙⼿できる

・在宅勤務、リモートワーク、テレ ・コロナ感染防⽌の対策として、在宅勤務と在宅⼿当、フレッ
C4

勤務、在宅、コロナ、オンライン、
ワーク、導⼊、推進、多様ワークの導⼊クス制度が導⼊された・多様なワークスタイル、ワークラ

・多様なライフスタイルを尊重した新たな働き⽅制度

イフの推進

・⼥性／障がい者／LGBT+／ワークライフ／インクルージョン

・多様な⼈材の尊重の５つのカテゴリーで多様性の受容を推進している・⼈材開発では、リーダー育成や成功体験の共有に注⼒し、独⾃開発プログラムのもと継続的な成⻑機会を提供している

⼈材育成

C11

⼈材、育成、開発、プログラム

⼈材育成、能⼒開発

・社員それぞれの得意分野を社内講師としての⽴場で共有してもらい、それにより全社員の能⼒開発と、講師としてのプレゼンの質が⾼まり、双⽅が成⻑できる仕組みを作っている・配属部⾨を超えて新⼊社員が⼀堂に会し、シニアリーダーから企業⽂化について直接学べる機会は基本理念の浸透に役⽴っC3

企業、理念、⽂化、研修、醸成研修等を通じ、企業理念・経営理念を浸透させるている・企業理念と⾃⾝の仕事の結びつきの発表や、企業理念や社⾵に基づいた⾏動の実例発表を⾏い、常に全員で⽅向性が合った状態で業務に取り組めるようにしている・弊社が⼤切にする共通の価値観をまとめ、それをもとに拠点

意識共有

や部署を超えるメンバーがディスカッションを深め、普段のC5

共有、価値、⼤切

価値（観）の共有

業務に落とし込んでいる・当社では、価値観の共有・意識の共有・情報の共有を⾏うた
めに、週２回、社員全員が参加する全体会議を⾏っている・バリューの体現度を⼈事評価の指標にも⼊れることで、より

C8

表彰、バリュー、体現、⾏動

MVV（ミッション、ビジョン、バリュー）を体現する⼈を表彰

強くバリューを意識し、全社の⼀体感を醸成するような仕組
みづくりを⾏っている
・⽉に1回の全社ミーティングで、最もバリューを体現した仕事を⾏った社員に対し表彰を⾏っている
・毎⽉の全社会議で前⽉に届いた顧客の声をスライドショーで

C2

実施、⾏う、全社、参加、向上、働 全員参加の場をつくり、働きがいをきがい、⾼める、会議、発表、意識 ⾼める

紹介している
・施策を実⾏するための全社的な応援もあり、新しい働きがい向上施策が次々に誕⽣している
・全体集会、部⾨間の交流雑談会、⼥性社員の意⾒交換会などをオンラインで開催し、社内コミュニケーションを促進した

コミュニ
ケーショ

・部⾨間や社員間のランチ、クラブ活動の補助などの社内コミュ
C7

社内、コミュニケーション

社内コミュニケーションの活性化

ニケーション向上の取り組みを継続している

ン活性・フロアをカフェスペースにリニューアル。カフェスペースに化、⼀体したことによりメンバー同⼠の距離が近くなり、社内コミュ感

ニケーションが活発になった・経営幹部から従業員へ⽇頃の感謝（「ありがとう」）を直接伝える社内イベントが多数開催されている
C10

イベント、開催

社内イベントの開催・オンラインでヨガレッスンや、ハロウィンイベント、雑談会の開催などをしている
・年間30回の社内研修や⽅針発表会、社員旅⾏、フォーラムをはじめとした様々なイベントを企画・開催している
・地域貢献プロジェクトは、ごみ拾いや職場体験、直売会など

社会貢献

C13

社会、貢献

社会貢献活動、SDGs

様々な活動を⾏った
・環境問題等の社会貢献にも⼒を⼊れており、物流業界としてCO2削減などの様々な取り組みを⾏っている
・毎⽉の社⻑との1on1ミーティングやフラットな組織構造によ

C6

⾃分、⾃⾝

⾃分⾃⾝

り、誰でも経営に意⾒し、参加できる環境が整っているため、⾃分⾃⾝の会社であることを実感でき、働きがいを得ることができる
・復職⽀援のため、育休中に就労機会を提供している

C9

機会、提供

成⻑の機会や知る機会を提供する

その他

・従業員が会社の重要な意思決定に参加できる機会を提供している
・全社集会・社内研修・交流の場などは、基本はリアルで集まりつつオンラインでも接続するハイブリッド運営を⾏い、新

C12

場、設ける

場を設ける

たな企業⽂化の醸成に挑戦している
・社内有志のオンボーディングチームが、⼊社後トレーニング
等のプログラムを作成・実施する他、積極的な交流の場づくりに励んでいるINSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-1を得ることができる．これは，KJ 法（川喜田, 2017）で言うところの第一段階（小グループ）のカテゴリー分けに近い状態の結果と言えるであろう．そこまでの作業自体については，筆者ひとりで短時間に進めることができた．
ただ，その後，より上位のカテゴリーにまとめる段階については，
筆者のテキストマイニングの技術では，典型的な取り組みを列挙できるような分類に持っていくことはできなかった．そのため，著者自身でデータを確認し，上位カテゴリ
ーへの分類を行った．下位カテゴリーから上位カテゴリーまでを含めた階層的な分類については，クラスター分析等の適用も考えられたが，こちらも解釈可能な水準の結果を見出せなかった．今回のテキストマイニングによる分析の試みでは，処理しやすいデータの選定，データの前処理の方法，適切な分析方法の適用，結果の解釈の仕方などについて不十分なところが多く，まだ相当に工夫できる余地があったものと思われる．今後は，テキストマイニングによる更なる検討に加えて，KJ 法での分類結果との比較を含めた検証を進めていきたい．
最後になるが，今回テキストマイニングを行った
GPTW Japan のデータだけでなく，同じような分析を適用できるデータは他にもあるであろうと思われる．同種の他のデータによる検討結果を蓄積していく必要がある．

引用文献
働きがいのある会社研究所（2023）．2023 年版 日本における「働きがいのある会社」ランキング ベスト 100
Retrieved

September

15,

2023,

from

https://

hatarakigai.info/ranking/japan/2023.html
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『社会調査のための計量テキスト分析 ―内容分析の継承と発展を目指して― 第 2 版』ナカニ
シヤ出版
川喜田二郎（2017）．発想法 中公新書
国際連合広報センター（2019）．SDGs（エス・ディー・ジーズ）とは？
Retrieved

17 の目標ごとの説明，事実と数字

September

15,

2023,

from

https://

www.unic.or.jp/news_press/features_backgrounders/31737/

236

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-2

237

新型コロナウイルス感染対策緩和段階におけるテレワークの状況
Status of Telework During the Mitigation Phase of COVID-19 Pandemic Infection Control濵野

和佳 （Waka Hamano）＊1

後藤

学（Manabu Goto）＊1

要約
新型コロナウイルス感染症対策に伴う行動制限が緩和されるにつれて，テレワークの定
着状況がどのように推移しているか，各種継続調査の結果をもとに検討した．全国のテレワークの実施率は，第１回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，それ以降は低下傾向が続いている．加えて，従業員のテレワーク継続意向と企業のテレワーク制度，ルールの変化を整理した．テレワークの継続を今後も希望しているテレワーカーは増えており，潜在的なテレワーク希望者も多くいることが推測されるが，テレワークを積極的に推進する企業は減ってきている．今後もテレワークを継続していく企業は，従業員がテレワークを気兼ねなく利用できる
よう，望ましい働き方について話し合い調整することや，新しい働き方の方針を明確に意思表示
し，従業員に繰り返し伝えることが必要であると考えられる．
キーワード

テレワーク（在宅勤務），制限緩和，新型コロナウイルス

Abstract As behavioral restrictions associated with COVID-19 pandemic infection control are being eased,
we examined changes in the penetration of teleworking using the results of various continuous surveys. The
rate of telework implementation in Japan, increased significantly when the state of emergency was firstdeclared, declined after the emergency was lifted, and has been in a continuous downward trend since then.
In addition, we collected information on workers’ intentions to continue teleworking and on changes incorporate teleworking systems and rules. Although we estimated that more teleworkers want to continue
teleworking in the future and there are many potential new teleworkers, fewer and fewer companies areactively promoting telework. We considered that it will be necessary for companies that will continue
teleworking in the future, discuss and coordinate preferred ways of working, and to clearly express theirintentions regarding the new work policies and repeatedly communicate them to employees so that they can
use the telework option without hesitation.
Keywords

1.

teleworking from home, relaxation of restrictions, COVID-19 pandemic

問題・目的後藤・濵野（2022）は 2021 年 10 月～2022 年７月の間に実施された各種調査のテレワーク実施率とそ2019 年末から世界中で猛威を振るった新型コロナの推移を整理したが，それ以降も感染者数のピークはウイルスの感染拡大を防止するため，各国で感染対策

数回あり（厚生労働省，2023），その間に行動制限ややワクチン接種などの対応が強化されてきた．イギリ

その他感染対策が緩和されたことから，コロナ禍の間

スでは 2022 年２月，アメリカでは 2022 年８月に新型におけるテレワーク実施率の全容を把握できている

コロナウイルス感染対策に伴う規制が撤廃され（東京とはいえない．そこで，本稿では，行動制限やその他

新聞 Tokyo Web，2023），生活や経済活動はほぼコロ

感染対策の緩和が，テレワーク実施率の推移にどのよナ禍前に戻った．日本においては，2021 年 11 月に行うに影響しているかを明らかにすることを第一の目

動制限が一定程度緩和され（内閣官房，2021），2023

的とする．

年５月８日に新型コロナウイルスの感染症法上の位

これまでの調査により，日本全体（全国平均）のテ

置付けが，季節性インフルエンザと同じ５類感染症に

レワーク実施率と比較して，東京都のテレワーク実施

移行された．それに伴い，感染拡大防止策の指針とさ率は相当に高いことがわかっている（パーソル総合研

れた「新型コロナウイルス感染症対策の基本的対処方

究所, 2020a; 大久保・NIRA, 2020）．東京都では，新針」が廃止され（首相官邸，2023a），感染対策は個型コロナウイルスの感染者数が多かったことや，大企人・事業者の判断に任せられた．

業の本社が都内に集中し，テレワークを取り入れやす＊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 . 30 2023 R-2

238

い管理部門で働く人が多いこと，通勤時の混雑が激し見られるとすれば，テレワーク継続意向はどのようにく，通勤時間が長いことなどが影響していると考えら変化しているだろうか．そこで，本稿の第四の目的はれる．同様に，企業の業種や従業員規模という切り口

2020 年４月以降のテレワーク継続意向の状況を確認で見ると，テレワーク実施率の高さと関連があることすることである．

がわかっている（後藤・濵野, 2020）．行動制限やそ

本稿では，「在宅勤務，モバイル勤務，サテライトの他感染対策の緩和が，テレワーク実施率にどのよう

オフィス勤務，リモートワーク」など，会社（職場）に影響しているか，東京都，業種別ならびに従業員規に出勤せずに勤務することをすべて含んで「テレワー

模別で整理して，確認することを第二の目的とする．

ク」と表記している．

テレワークの実施状況は，テレワーク実施率（ある時点でテレワークを実施しているかどうかの回答割

2.

方法合）という見方のほかに，テレワーク頻度（週単位でテレワークを何回しているか）で把握されている．テ目的として挙げた４点を検討するため，日本で新型

レワークが盛んに行われるということは，テレワーク

コロナウイルスの流行が始まった2020年１月以降で，利用者の割合が増えることと，個々のテレワーク機会

テレワークに関する調査を継続的に行っている各種が増えることの両方の意味を含む．コロナウイルス感調査結果を収集した．

染対策緩和段階において，テレワーク実施率だけでな

後藤・濵野（2022）によると，第１回目の緊急事態

く，テレワーク頻度がどのように変化するか確認する

宣言発出中にテレワーク実施率（調査時点において，ことを第三の目的とする．

全回答者のうち「テレワークを実施している」と回答した人の割合）がもっとも高まり，同宣言が解除され本田技研工業や楽天グループ，GMO インターネッ

た直後に急激に実施率が低下し，それ以降2022年７月

トグループなどは，2022 年７月～本稿執筆時（2023までの実施率には大きな変化が見られていない．しか年５月）の間に，在宅勤務中心から原則出社へと方針しながら，表１に示したように，政府は第４回目の緊を切り替えた（TeleWorker，2023）．ニュースイッチ

急事態宣言の解除以降，2021年11月に基本的対処方針（2023）の記事では，日本の大規模企業の「職場でのを緩和（出勤者数７割削減の解除）し，2023年５月に感染対策やテレワーク制度の運用方針」がまとめられ基本的対処方針が廃止されている．企業におけるテレている．これによると，テレワーク制度そのものを廃

ワークの方針は「新型コロナウイルス感染症対策の基止した企業はごく一部であり，ほとんどの企業ではテ

本的対処方針」や「緊急事態宣言」等に大きく影響さ

レワーク制度が完全になくなってはいない．しかしなれたと考えられるため，基本的対処方針の緩和や廃止

がら，回数制限を設けることや出社を原則とするなど，される直近で実施率がどのように変化しているかを

コロナ流行時と比べ積極的にテレワークを推進する

おさえる必要がある．そういった観点に立って，本稿

企業は少なくなったと考えられる．

では以下４時点の直近の調査における状況を整理しこれまでのテレワークの状況，そして今後のテレワ

た．

ークの状況を推察するうえでは，企業が従業員のテレワークの活用を今後も歓迎するのか，企業が歓迎した

表１

くても歓迎できないとすればそれはなぜか，また個々

急事態宣言等の従業員がテレワークの活用を今後も望むのか，従業員が望むにしてもなぜ望み通りできないのか，などの構造的問題や，組織・目的・規制などの問題に注目す

新型コロナウイルス感染症対策の基本方針・緊年月日
2020.2.25① 2020.4.7

緊急事態宣言他
第1回緊急事態宣言（～2020.5.24）

安倍首相、7都道府県の企業に「出勤者7割削減」を要請するよう関係省庁に指示

2020.4.11
2020.5.4

る必要がある．

基本的対処方針
基本的対処方針制定「出勤者数の7割削減」制定② 2020.5.25

緊急事態宣言解除

後藤・濵野（2020）は，2020 年３月から 2020 年４2021.1.8

第2回緊急事態宣言（～2021.3.21）

2021.4.25

第3回緊急事態宣言（～2021.6.20）

月の間に，テレワーク経験者を対象とした各種調査の2021.7.12

第4回緊急事態宣言（～2021.9.30）

テレワーク継続意向の割合は，約６割であることを示「出勤者数の7割削減」③ 2021.11.19 「20時以降の不要不急の外出自粛」削除した．コロナ禍が３年あまり続く中でテレワークに慣④ 2023.5.8

れ，テレワークでもできることを多くの人が体得でき基本的対処方針廃止

基本的対処方針については、首相官邸（2023ｂ）
緊急事態宣言については、内閣官房（2023）を参照した。

たと考えられる．企業が出社回帰の方針に変更し，テレワークを長く経験した人たちにも，出社回帰傾向が① 企業に「出勤者数の７割削減」（内閣府，2020）

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-2

239の要請が発出され，多くの人がテレワークをするも高く，同宣言の解除後からそれぞれ最後の調査まで，こととなった，第１回緊急事態宣言発出中の2020

徐々に実施率が下がっている．これは，のちに緊急事

年４月７日～５月24日の間に調査されたもの．

態宣言やまん延防止等重点措置が発出されても，第１② 第１回緊急事態宣言が解除された2020年５月25

回緊急事態宣言発出中の実施率ほどに高まることはなかったことを示すものである．

日以降の直近に調査されたもの．
③ 「出勤者数７割削減」の目標が解除された2021年
11月19日以降の直近に調査されたもの．

一方で，パーソル総合研究所では，第１回緊急事態
宣言発出中に実施率が一気に高くなり，解除後はわず④ 本稿執筆時の2023年５月直近に調査されたもの．

かな低下しか認められず，テレワーク実施率は他調査よりもやや高かった．パーソル総合研究所と他の調査

そして①～④の４時点のうち，３時点以上のデータとの間で実施率とその推移に違いがある理由としてが取得されている，以下の４つの調査を取り上げた．

第一に考えられることは，全体集計の値に非正規雇用

表２に調査の概要を示す．

社員のデータが含まれているか否かという点である．
パーソル総合研究所の調査結果は，調査したサンプル

表２
調査主体

調査対象

調査概要
調査対象者数のうち，正規雇用社員による回答のみを集計した値が
調査方法

調査期間

日本生産性本部

20歳以上の日本の企業・団体
各回1,100名に雇用されている者

パーソル総合研究所

全国の正規雇用就業者 20～
調査会社モニターを2020年３月９日～
59歳男女、勤務先従業員人数 各回平均21,173名 用いたインターネッ
2022年７月18日
10人以上
ト定量調査

大久保敏弘・NIRA総合研
全国の満15歳以上の就業者
究開発機構
東京都

都内企業（従業員30人以上）㈱クロスマーケティ 2020年５月11日～
ングのモニター
2023年１月11日

各回平均10,400名 インターネット調査――

公表されているのに対し，日本生産性本部ならびに大久保・NIRAの結果は，非正規雇用社員による回答（全体の３～４割ほど）を含めた値となっている．パーソ

2020年４月1日～
2023年３月20日

ル総合研究所（2022b）が2022年７月13日～７月18日

2020年４月～
2023年４月の間に行った，雇用形態別のテレワーク実施率の比較によると，正規雇用社員のテレワーク実施率が25.6％

3. テレワークをとりまく状況であったのに対し，非正規雇用社員は15.6％であり，両者には10％もの差があった．このことは正規雇用社

3.1

テレワークの実施状況

員では，非正規雇用社員と比べてコロナ感染対策緩和
段階中もテレワークを取得しやすい環境が維持されテレワークの実施状況について，全国，東京都，業
種別，従業員規模別で順に整理した．

ていたことなどが原因と推測される．
また，日本生産性本部と大久保・NIRAの間でも，全国の実施率について値に開きがみられる．その理由

3.1.1

全国の実施状況として考えられることは，日本生産性本部の調査対象者は，マーケティング会社のモニターから各回その都

2019年～2023年４月までの従業員のテレワーク実度選定されている（動向調査である）のに対し，大久施率について，継続調査結果から推移状況を図示した

保・NIRAは2020年１～３月に行われた，第１回の調（図１）．

査から毎回同じ人に回答してもらうパネル調査であ

日本生産性本部（2020a，2020b，2022，2023）の「働る点が大きく異なっている．

く人の意識に関する調査」では，テレワークを行ってもちろん，各種調査による実施率の違いが上記で挙いると回答した人の割合は，①31.5％，②20.2％，③

げた点だけで説明できるとは断言できない．その他に

18.5％，④16.8％であった．パーソル総合研究所（2020a，考えられることとしては，調査対象者を選定する際に2020b，2022a，2022b）の「新型コロナウイルス対策

回答者が勤めている企業の最低従業員数の条件を設によるテレワークへの影響に関する調査」では，①

けているか否かなどの要因も影響している可能性が27.9％，②25.7％，③28.5％，④25.6％であった．同調あり，いずれにしても慎重な解釈が必要と思われる．

査は，2022年７月以降の調査結果がないため，④の本
稿執筆時直近の値は2022年７月に調査された値であ

3.1.2

東京都の実施状況

る．大久保敏弘・NIRA総合研究開発機構（2020，2021，2023）の「テレワークに関する就業者実態調査」では，①25％，②17％，③16％，④13％であった．

東京都のテレワーク実施率の変化について継続調査を行っている２つの調査の結果を図１に示した．

日本生産性本部と大久保・NIRAの調査では，第１パーソル総合研究所の調査で，テレワークを実施し回緊急事態宣言発出中のテレワーク実施率がもっとている社員の割合は，①49.1％，②48.1％，③47.3％，

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-2

240

70

①

③

②

60

④

56.4
54.4

54.8

51.6
49.1

54.3
48.9

49.2

50.4

50

49.8

49.4

48.4

44.3

49.1

42.0

実施率 %

48.1

47.3
44.6

40

31.5
28.5

27.9

30

25.7
25.6
25

20.2

18.5

20
17

10

16.8

13

16
宣言
宣
言
②

宣言①
宣
言①

宣
言
宣言
④

宣言
宣言
③

まん防②
まん防②

まん防①
ま
ん防①

0
19

20_1

20_3

20_5

20_7

第
１波
第１波

20_9

20_11

第
第２波
２波

第３波
第
３波

日本生産性本部

注：

21_1

21_3

21_5

21_7

21_9

21_11

22_1

22_3

22_5

22_7

第
第５波
５波

パーソル総合研究所

大久保・NIRA

東京都

22_9

第７波
第７波

第６波
第６波

第
第４波
４波

22_11

23_1

23_3

年⽉
年月

第
８波
第８波

パーソル総合研究所（東京都）

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。
「宣言」は「緊急事態宣言」、「まん防」は「まん延防止等重点措置」、「第〇波」は感染の波を表す。

図１

コロナ禍の期間におけるテレワークの実施状況④44.6％であった．いずれの時点でも40％台をキープ

時期に実施率がもっとも高かった（図２）．３つの業していた．東京都内ではコロナ感染対策緩和段階でも，種の中で実施率がもっとも低下した業種は「学術研究，

テレワークが定着しているといえる．

専門・技術サービス業」で，②52.0％から④36.9％と，東京都（2020，2022，2023）の調査では，テレワー
クを実施している社員の割合は，①49.1％，③44.3％，

15.1％低下した．「情報通信業」「金融業，保険業」
も④の時点では少し低下した．

④42.0％であった．②の2020年５月～11月の間は調査を行っていないため実施率は不明であるが，2020年12たものの，その後も4割強の実施率を維持している．
東京都のテレワーク実施率は，全国の実施率とは異調査期間を行っていた．③の時期に実施率は44.3％まで低下し

30.8
36.9

④2022年7月13日～18日

月～2021年10月の間は，５割前後の社員がテレワーク

36.0③2022年2月4日～7日

43.8

38.6

②2020年5月29日～6月2日

35.1①2020年4月10日～12日

なり，第１回緊急事態宣言が解除されても急激に下が

60.0

0

10

20

30

40

63.0
52.0

44.5
50

53.4
60

70

％

ることはなく，本稿執筆時期直近まで，40％台で推移
ることはなく，本稿執筆時直近まで，40％台で推移ししていることがわかる．
ていることがわかる．

63.9

金融業、保険業

学術研究、専門・技術サービス業

情報通信業

図２ 業種別実施率（パーソル総合研究所）

3.1.3

業種別の実施状況
業
種別の実施状況
大久保・NIRA（2020）の調査では，テレワーク実

業種別にテレワーク実施率の継続調査を行ってい施率の高い業種は「情報通信業」「情報サービス・調

る２つの調査のうち，それぞれ実施率の高い上位３つ査業」「金融・保険業」の順であり，どの業種も，①の業種について図２，図３に示した．

の時期に実施率がもっとも高く，④では約20ポイント

パーソル総合研究所（2020a）の調査では，テレワ

前後低下した（図３）．

ーク実施率の高い業種は「情報通信業」「学術研究，

２つの調査の結果から，業種別ではもっとも実施率

専門・技術サービス業」「金融業，保険業」の順であが高く，テレワークを行いやすい３業種であっても，り，どの業種も第１回緊急事態宣言が解除された②の時期を追うごとに実施率は低下してきていた．したがINSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-2

241って，出社回帰の傾向はどの業種においても認められ①～③では，100名以下の企業と101～1000名の企業のるのではないかと推測される．

間で実施率に差があったが，④の調査結果では実施率がほぼ同程度となった．中・小規模の企業では多くが調査期間出社に回帰し，大規模の企業との実施率の差が大きく

20.0④2023年3月

37.0
41.0
27.0

③2021年12月

30.0②2020年6月なっていることがわかる．
47.0
50.0

45.0
50.0
④2023年1月10日～11日①2020年4月～5月
0

10

20

30

40

50

70

％
金融・保険業

情報サービス・調査業

34.0

13.2
12.9

58.3
60.8
60

調査期間

42.1

③2022年1月17日～18日②2020年7月6日～7日

35.4

17.7
14.2

情報通信業
①2020年5月11日～13日

注：③④は、正確な値が不明であり、グラフから読み取ったおおよその値であるため、点線で示している。

29.8

22.0

11.1

22.5
0

10

20

50.0

33.0

30

40

50

60

％

図３ 業種別実施率（大久保・NIRA）
1001名以上

ただ，２つの調査では，同業種間であっても実施

図４101～1000名

100名以下

従業員規模別実施率（日本生産性本部）率とその推移に違いが見られるが，その理由として考えられることは，調査時期の違いである．①，②，

パーソル総合研究所の調査では，①～④を通じて，④の時点の調査時期はパーソル総合研究所の方が早10000人以上の企業と100人未満の企業を比べると，

く，①ではパーソル総合研究所は第１回緊急事態宣2.5～３倍近くの差がある（図５）．実施率は①～④

言発出直後の調査であり，テレワークができる体制

を通じて，大きな変化は認められなかった．

がまだ整っていなかった企業が多かったことが推測

以上のことから，従業員規模別の実施率の変化は調される．一方で大久保・NIRA は同宣言が発出されて査によって結果が異なっていた．パーソル総合研究所

しばらく経過したのちに調査したものであり，企業の調査で実施率が大きく低下していない点についてはテレワークの体制を整えることができたため，実は，最新の調査データが2022年７月時点であるため，施率が高かった可能性がある．②では，パーソル総実施率の低下がまだ小さい段階である可能性がある．

合研究所は第１回緊急事態宣言解除直後に調査されまた，前述したように，集計結果が正規雇用社員のみたものであり，大久保・NIRA は宣言が解除されてしであるため，実施率の変化が小さいことも考えられる．

ばらく経過したのちの調査である．③では大久保・NIRA のほうが調査時期が早いが，パーソル総合研究④2022年7月13日～18日

所では，コロナ感染者数の第６波の時期であったこ

14.2

調査期間

とや，まん延防止等重点措置が発出されていたことも影響を与えた可能性がある．

③2022年2月4日～7日
15.4②2020年5月29日～6月2日
15.5

3.1.4

①2020年4月10日～12日
16.6

従業員規模別の実施状況

0

10

20

24.1

39.9

26.1

25.3

25.5
30

41.2

35.4

36.3

46.9

42.5

43.0
38.7
40

50

％
10000人以上

従業員規模別のテレワーク実施率の継続調査を行っている２つの調査の変化を図４，図５に示した．２

1000～10000人未満

100～1000人未満

100人未満図５

従業員規模別実施率（パーソル総合研究所）

3.2

テレワーク利用頻度の状況

つの調査ともに，従業員数の多い企業ほど実施率が高い傾向があり，1000人以上の企業と100人以下の企業
では，実施率に２倍以上の差がある．
日本生産性本部の調査では，①と④を比較すると，テレワークを行っている人のテレワーク利用頻度

従業員数1001名以上の企業の実施率は16.0ポイント，について継続調査を行っている２つの調査の変化を

101～1000名の企業では19.8ポイント減少した（図４）．

図６，図７に示した．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-2

242

日本生産性本部の調査では，週当たりの出勤日数をのの，テレワークを活用している人だけに限れば，テ質問しており，①の期間で「０～２日」と回答した人

レワーク頻度はそれほど減っているわけではないこの割合は，69.4％，「３日以上」と回答した人は30.6％とを示していると思われる．

であった（図６）．第１回目の緊急事態宣言解除後は，「０～２日」と「３日以上」出勤する人の割合は，ほ3.3

企業のテレワーク継続意向

ぼ半々であった．
次に，コロナ禍の間に企業と従業員のテレワーク④2023年1月10日～11日

25.4

継続意向はどのように変化していったのかを検討し

24.3

30.8

19.5

29.4

17.6

た．
③2022年1月17日～18日

16.7

36.3

②2020年7月6日～7日

19.8

28.8

レワーク実施状況だけでなく，会社のテレワーク方

22.1

29.3

パーソル総合研究所の調査では，従業員個人のテ針を継続的に聴取している（図８）．「テレワーク①2020年5月11日～13日

37.3

32.1
0%

10%
0日

20%

30%

1～2日

40%

50%

3～4日

60%

70%

21.1

9.5

が推奨されている，テレワークが命じられている」

80%

90% 100%と回答した従業員の割合は，第１回緊急事態宣言発

5日以上出中の 40.7％をピークに，2022 年７月の調査では

図６ 週当たりの出勤日数（日本生産性本部）

33.3％に減少している．

大久保・NIRAの調査では，週当たりのテレワーク④2022年7月13日～18日

テレワークを行った人の割合は62％，「０～２日」は38％であった（図７）．同調査は①の第１回緊急事態

調査期間

利用頻度を質問しており，②の期間で「週に３日以上」宣言中の調査結果はないため，②第１回緊急事態宣言
解除後の2020年６月５日～18日に調査した値から示

33.3③2022年2月4日～7日

38.6②2020年5月29日～6月2日

35.2①2020年4月10日～12日

している．こちらの調査も，それ以降のテレワーク利

40.7
0

10

20

30

40

50

％

用頻度の割合は，ほぼ半々であった．
図８④2023年3月

26

19

19

14

22

③2021年12月

25

19

19

13

23

企業の方針の変化（パーソル総合研究所）

また，継続調査ではないが，帝国データバンク（2023）が 2023 年３月に全国の企業に行った調査では，新型コロナウイルスの感染症法上の分類が「２類」から「５類」へ移行が実施された場合，自社の

19②2020年6月

0%

10%

週１日以下

19

20%

30%

週２日

19

40%

50%

週３日

16

60%
週４日

27

70%

80%

90%

働き方が新型コロナ前と比較してどの程度変化する
100%

週５日以上

図７ 週当たりの利用頻度（大久保・NIRA）のか質問したところ，「半分以上異なる」と回答した企業の割合は 15.5％，「２割程度異なる」と回答
し た 企 業 は 22.5 ％ ， 「 新 型 コ ロ ナ 前 と 同 じ 状 態（０％）」と回答した企業は 39.1％であった．「２テレワーク実施率に加えて，テレワーク利用頻度の割程度異なる」と「新型コロナ前と同じ状態（０％）」変化について検討した．コロナウイルス感染対策の緩を合わせると，６割以上の企業がコロナ禍前に近い

和が進むにつれて，テレワーク実施率はわずかながら働き方に戻ることがうかがえる．

減少する傾向が認められたが，週当たりの利用頻度／

このように，コロナ禍が収束するとともに，テレワ

出勤日数については，この一年半ほどは大きな変化がークを実施していた企業であっても，出社する状態にないように見える．このことは，コロナ流行時と比べ戻っていき，テレワークが積極的に推奨される傾向でると，テレワークを活用する人は少なくなっているもはなくなっている．

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3.4

4.

従業員のテレワーク継続意向

243

考察

これに対し，従業員個々のテレワーク継続意向につ

本稿では，新型コロナウイルス感染対策としてのいて継続調査を行っている２つの調査の結果を図９，

行動制限やその他感染対策の緩和に伴い，企業や従図10に示した．

業員のテレワークの定着状況がどのように推移して日本生産性本部の調査によると，テレワークを実施

いるか，各種継続調査の結果から概観した．

している人に「コロナ禍収束後もテレワークを行いた
いか」と質問したところ，「そう思う」「どちらかと4.1

各種テレワーク実施状況

言えばそう思う」と回答した人の割合は①62.7％，②
75.6％，③80.4％，④84.9％であった（図９）．

全国の従業員のテレワーク実施率は，コロナ禍をきっかけに一気に高まり，第１回緊急事態宣言解除
後には大きく低下し（大久保・NIRA と日本生産性本④2023年1月10日～11日③2022年1月17日～18日

27.9①2020年5月11日～13日

24.3
0%

10%

13.2 6.4

44.6

35.8

②2020年7月6日～7日

9.7 5.4

39.5

45.4

30%

そう思う

40%

50%

10.4

26.9

38.4
20%

5.4

18.9

47.7

60%

70%

80%

90% 100%部），その後も徐々に実施率が低下していた．緊急
事態宣言は 2021 年９月 30 日までの間に４回発出され，まん延防止等重点措置は 2022 年３月 21 日まで，感染者数の波は 2023 年１月 16 日の第８波まであったが，テレワークの実施率は第１回緊急事態宣言発出中ほどには高まらなかった．

どちらかと言えばそう思う

どちらかと言えばそう思わない そう思わない

東京都の実施状況を調査した２つの調査の結果は，全国の実施状況と比べると，第１回緊急事態宣言が

図９ 継続意向（日本生産性本部）

解除されても実施率が急激に低下せず，ほぼ横ばい
同じく，テレワークを実施している人に質問したパが続いていた．①と④の下がり幅を比較すると，全

ーソル総合研究所の調査によると，「今後もテレワー

国より小さいことから，東京都ではテレワークがあクを続けたいですか．続けたくないですか」と質問しる程度定着していることが推測される．

たころ，「続けたい」「やや続けたい」と回答した人

東京都が行った月１回の定例調査では，①の後にの割合は①53.2％，②69.3％，③80.2％，④80.9％であ発出された緊急事態宣言やまん延防止等重点措置，った（図10）．

そして感染者数の波に合わせて実施率が高くなってどちらの調査も，回を重ねるたびに継続意向割合がいた．特に第２回～第４回の緊急事態宣言発出中の高くなっており，直近では８割超の人が今後もテレワ

実施率が高い．このことから，第１回の宣言時にはークの実施を希望していることがわかる．

テレワークをする準備が間に合わなかった企業が，第２回目の宣言以降，準備が整ったことにより，実施率が高くなった可能性が考えられる．

④2022年7月13日～18日

58.7

22.2

14.5 3.3
1.3③2022年2月4日～7日

57.4

22.8

13.1 4.4
2.3

業種別の実施状況は，どちらの調査でも情報通信業

41.7②2020年5月29日～6月2日

27.6

19.5

7.63.5の実施率がもっとも高かった．リモート環境との親和性が高いことから，テレワークに適した業種だと思われる．しかし，その情報通信業でも実施率が低下して①2020年4月10日～12日

27.4
0%

続けたい

25.8

23.8

14.6

8.4

いた．

10% 20% 30% 40% 50% 60% 70% 80% 90% 100%
やや続けたいどちらとも言えない

あまり続けたくない 続けたくない

図10 継続意向（パーソル総合研究所）

従業員規模別の実施状況は，従業員の人数が多い
企業ほど実施率が高く，人数が少ない企業との実施率の差が大きい．そして，日本生産性本部では，中規模企業の実施率の低下が大きく，直近の調査では

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244

小規模企業の実施率と同程度となっていることから，

経済新聞，2023）．同社でテレワークをする社員の３

中・小規模の企業では多くが出社に回帰しているこ割超で生産性が向上したことや，社員の生活の質がとが示唆された．

高まったこと，社員の士気が高まり，優秀な人材のこれらの結果を総合すると，テレワーク実施率は獲得につながったことなどの理由による．しかし全般的に低下してきている．東京都と正規雇用社員

NTT でも同様に，テレワーク拡大に伴い，チーム構の調査については低下傾向がやや小さいものの，そ築や社員教育などでコミュニケーションが不足しがの他ではその傾向は変わらず，出社に回帰する方向

ちになる課題も見えてきたことから，出社する日をであることが認められる．

チームで統一するといった対策を講じるとしている．
前述のように，多くの企業は，実際にテレワーク

テレワーク利用頻度の状況は，全国の実施率と同を行ってみると，コミュニケーションが取りにくく，様に，第１回緊急事態宣言発出中，宣言解除直後にイノベーションが生まれにくいといった課題に直面

利用頻度が多くなった．その後は出社中心の人，テした．Amazon のアンディ・ジャシーCEO は，「出社

レワーク中心の人の割合は半々となっている．テレ

して顔を合わせて働いた方がコラボレーション，イ

ワーク実施率と比較すると，利用頻度の低下傾向はノベーション，会社のカルチャー的に良い」という小さい．ただし，大久保・NIRA の 2021 年 12 月の調理由を述べ（Amazon，2023），2023 年５月１日より，

査以降では，「週に１回以下」と回答した人の割合

最低週３日出社するように通達した．Amazon の例か

は「週に２日」と回答した人より多かった．コロナら推測されるように，テレワークをはじめたきっか

ウイルス感染対策緩和段階におけるテレワーク利用

けであるコロナ禍が落ち着くと，コミュニケーショ

頻度は，週に１回もしくはそれを下回る程度で利用

ンやイノベーションに課題を感じた企業は，原則出している人が多いことを示すデータといえる．

社方針に戻したのであろうと思われる．

4.2

企業の意向と従業員の意向

その一方で，テレワーカーに質問した，テレワークの継続意向割合は，回を重ねるたびに高まり，直近の4.1 から明らかなように，コロナ流行時の初頭には，

調査では８割超の人がテレワークを継続することに多くの従業員がテレワークを中心とした勤務を行っ肯定的であった．テレワーク経験を通じて，通勤・移ていたが，コロナ流行時の後半は徐々に出社に回帰

動時間の削減，自由時間の増加など，テレワークのメしていった．この従業員の働き方の変化には，図８

リット（後藤・濵野，2020）を多くの人が享受したこで認められるような企業の意向も影響していると思とが一つの要因として考えられる．反対に，残りの約われる．テレワーク制度そのものは維持されたが，２割の人はテレワークができる環境にあっても，テレ企業としてはテレワーク推奨に力を入れなくなってワークを特に希望しない，もしくは出社を希望していおり（パーソル総合研究所，2022b），コロナ禍前のた．

働き方に近い状態まで戻そうとする企業が６割程度にのぼっていた（帝国データバンク，2023）．

また「テレワークを認められていない」「会社からの出勤指示等」を理由に，テレワークをこれまでに一IT 企業大手の GMO が「原則出社」の方針に変更度も行っていない人に対して「テレワークを認められした理由は，「社員間のコミュニケーションが不足れば実施したいか」を質問した調査（国土交通省,

することで業務のスピード感が下がる，新入社員の2023）では，その割合は66.5％であった．会社からテ教育が円滑に進まないから（NHK 首都圏ナビ，

レワークを認められておらず，現状テレワークができ2023）」であった．また，楽天グループでは，「社ていない人も一定数いることをふまえると，潜在的な内の意思疎通促進のため（日本経済新聞，2021）」

テレワーク希望者の存在が示唆される．その一方で，であり，ホンダでは「対面のコミュニケーションを会社の意向とは関係なく，個人の意向としてテレワー活性化するとともに，イノベーションの創出を促す

クを必要としないと考える人や，出社を志向する人もことが狙い（東洋経済 ONLINE，2022）」であった．

おり，企業の意向と従業員個人の意向の組合せで考えこれに対して，NTT は新型コロナウイルス収束後る必要がある．なお，各種調査におけるテレワーク継もテレワーク勤務を拡大すると発表している（日本

続意向に関する質問は，実際に「継続するか否か」を

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-2

問われたわけではなく，「継続したいか」を問われた

5.

245

今後の課題

ものに過ぎない．実際には，継続を望んでいても，様々な事情で継続できないことがあるため，実施率とは切り離して考えるべきであろう．

テレワークの実施状況に関する各種調査の課題を以下に示す．

このように，新型コロナウイルス感染対策緩和段

新型コロナウイルスの感染対策が個人・事業者の階においては，企業のテレワーク継続意向は弱まっ判断に任せられ，基本的対処方針が緩和されたことていたものの，従業員のテレワーク継続意向は横ばで，テレワークの活用は減り，出社回帰の傾向が認

いか，むしろ強まっていることが調査結果からは確められる．そのような中で新しい働き方としてのテ認できる．しかし，テレワークに関する企業の意向

レワークが，どの程度維持されるのか，今後も調査と従業員の意向が必ずしも一致していないことや，を継続する必要がある．

テレワークをする人が，出社している人に対して迷加えて，テレワークの導入に向けた政府や企業の惑がかかるのではないかと危惧すること，出社して力の入れ具合は，日本と欧米とで異なっているとのいる人と同じように上司から評価してもらえるかど指摘もある（野村総合研究所，2023）．また，テレ

うか不安に感じること，社内コミュニケーションにワークの導入が企業・従業員に与えた影響，受け止支障があることなど，理由は多岐にわたるが，コロ

めは，日本と欧米とで意味合いが異なるであろうと

ナ禍収束後においては，テレワークを希望していて推測される（アドビ，2021；アトランシアン，2020）．

も，取得しにくくなっている従業員がいることが懸

今後は，日本とその他の国・地域とを比較すること念される．

で，日本社会に特有の影響について明らかにするこ

パーソル総合研究所（2022b）の調査によると，従とが必要と思われる．

業員がテレワークを実施していない理由として，「会コロナ禍の収束に伴って，テレワークは必要な人

社がテレワークに消極的で，実施しにくい」と回答しが必要なときに取得するものとなった．ただ，従業た人の割合が10.6％であった．これは，「テレワーク

員が取得したいときに自由に取得できるかは，職場で行える業務ではない」44.3％，「テレワーク制度がの上司の態度・考え方や職場の雰囲気等に左右され整備されていない」30.8％という，そもそもテレワー

る．個人の希望が通りにくい職場，個人の意見を言クを実施することが出来ない人の理由を除くと，「テい出しにくい職場（心理的安全性の低い職場）では，

レワークを行う場所がない」10.9％に続き２番目に多テレワークを自由に取得できないことが，本人の仕い理由であった．またそれに関連して，「上司がテレ事へのモチベーションや職務満足，ひいては精神的ワークに消極的で，実施しにくい」5.2％，「会社か健康にも影響しうる．今後は各従業員が自分の望むら出社の方針が出たので，出社し始めた」3.0％，「同ようにテレワークを活用できているのか，テレワー

僚が出社し始めたので自分も出社し始めた」0.5％，

クが活用できない職場にはどういった共通の問題やという意見が少数ながらあった．このように，本当は背景要因があるのかを明らかにしていく必要がある．

テレワークをしたいけれども，会社や職場の上司が出最後になるが，テレワークの実施により，仕事へ

社の方針を出している，周りを気にしてテレワークののモチベーションや職務満足，精神的健康にどのよ

実施を我慢する，周りの雰囲気に流されて出社するとうな影響を与えるかを捉えるには，テレワークしていった同調圧力が働いている可能性がある．企業がいる人としていない人を比較する視点（テレワーク「今後もテレワークを推進して行きたい」と考えていの個人間効果）だけでなく，ハイブリッドワーカー

るのであれば，従業員が「テレワークを実施しにくい」が，テレワークする日と出社する日にどのように過と感じることがないよう，企業や上司の方針をただ押ごしているのかを比較する視点（テレワークの個人

し付けるのではなく，従業員のテレワークに対する考内効果）も必要と思われる（たとえば，Delanoeije &えや要望を把握し，企業と従業員が望ましい働き方をVerbruggen, 2020）．テレワークの日とそうでない日

話し合い調整することが求められる．また，企業がテで働き方や生活パターンがどのように異なり，それレワークの方針について明確に意思表示し，従業員にぞれが日々の仕事のパフォーマンスやモチベーショ

繰り返し伝えることも求められる．

ン，生活や人生の満足度にどのような影響を与えているのかを調査する必要があるであろう．

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246

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INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-3248

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（６）Trends in Public Opinion concerning Nuclear Power Generation in the UnitedStates and Europe after the Fukushima Daiichi Power Plant Accident (6)大磯眞一（Shinichi Oiso）＊1

要約
福島第一発電所事故後 12 年における米欧の一部の国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, 2022
年時点で,人々の原子力発電に対する支持は高いとする調査もある．一方, 欧州における世論調査
結果については, 英国, スウェーデン, チェコにおいて支持が不支持を上回っている．チェコでは 2022 年に支持率が急上昇した．
キ ーワ ード

福島第一発電所事故, 米欧, 原子力発電, 世論, 動向

Abstract The author surveyed the results of American and European opinion research about nuclear power
generation around twelve years after the Fukushima Daiichi Power Plant accident and analyzed current public
opinion trends toward nuclear power generation in some countries in the United States and Europe. In the
United States, one survey indicates that people's support for nuclear power is high as of 2022. Among
people in the UK, Sweden and Czech, it was found that the positive attitude towards nuclear power plants has
continued to be held. In the Czech Republic, support soared in 2022.
Keywords

Fukushima Daiichi Power Plant accident, the United States and Europe, nuclear power generation,
public opinion, trend

1. はじめに2011 年 3 月 11 日に起きた福島第一発電所の事故後の,米欧における原子力世論の動向について, INSS
Journal vol.29, 2022 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（５）」として，その 3 年前の INSS Journal vol.26, 2019 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）」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, 6 番目の続編として作成したも
のである．

3．
．1．
．米国における原子力発電に対する世論（Bisconti Research および Reuters/Ipsosの世論調査）
図１に Bisconti Research 調査（回答者数：各回約1,000 名）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．

2. 目的
本調査の目的は, 第一に, 米欧における原子力に関する既存の世論調査結果の分析を通して, 福島第一発電所事故後，とくに 2022 年 2 月のロシアによるウ
クライナ侵攻後の海外における原子力に対する意識の変化を明らかにすることである．第二に, 世論調査の結果を時系列的に分析し, 至近の変化の背景を知ることである．

3．
．方法および結果＊１（株）原子力安全システム研究所 社会システム研究所

図１

Bisconti Research 調査

その結果, 2021 年 5 月に 76％だった原子力利用への賛成率（「賛成」＋「どちらかといえば賛成」）は,2022 年 5 月の調査では 77％となっている．一方, 反
対率（「反対」＋「どちらかといえば反対」）は, 2021
年 5 月には 24％であったが，2022 年 5 月の調査では23％となっている．このように 2021 年から 2022 年にかけて有意な差はない．米国はエネルギー自給率

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-3100％を達成（2019 年）していることなどから，ロシアによるウクライナ侵攻が，2022 年時点では原子力支持率に大きな影響を及ぼしていない可能性がある．
なお, 2021 年 5 月および 2022 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かれている．それ以前は，無回答者も母数に含まれていた．
一方, Reuters/Ipsos 調査（回答者数：1,004 名）
では, 図２に示す通り 2022 年 6 月に米国での原子力発 電 へ の 賛 成 が 45 ％ と な っ て お り , Bisconti249

い 21％である．
2022 年以降の原子力発電に関する BEIS 調査のデー
タは，調査を実施したかどうかを含めて公表されていない．
なお，2021～2022 年に行われた原子力世論調査として，英国の調査会社 YouGov による調査（回答者数：
各回 1,651～1,812 名）がある（図４）．

Research 調査と結果が異なる．この理由については考察で検討する．

図４ YouGov 調査
これによると，2021年12月には41％だった支持率が，2022年9月には48％まで増加している．なお，BEIS調
図２ Reuters/Ipsos 調査（2022.6 実施）

査とYouGov調査は，同じ2021年12月のデータを含んでおり，後ほど考察において比較分析する．

3．2．英国における原子力発電に対する世論
英国ビジネス・エネルギー・産業戦略省（Department
for Business, Energy & Industrial Strategy, 略称
BEIS）では, 福島第一発電所事故後, たびたび調査（回答者数：各回約 2,000 名）を実施している．
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．

3．3．スウェーデンの原子力世論推移
スウェーデンの原子力調査機関AnalysgruppenがNovus社に依頼して, インターネット調査（回答者数：
各回約1,000名）を実施した．それによると, 図５に示す通り, 2022年3月，調査回答者の56％は「原子力発電を継続し，必要があれば新設する」と回答した（2018年は28％）．また, 28％が「原子力利用を継続するが，新設は行わない」と回答した．合わせて84％が原子力発電を支持した．2018年頃以降,またとくに21年から22年に賛否が急速に変動していることが注目される理由については,考察で述べる．

図３ BEIS 調査
その結果, 2021 年 3 月には 38％だった支持率（「強く支持」＋「支持」）が, 2021 年 12 月に 37％となっている．不支持率（「強く反対」＋「不支持」）は, 2021
年 12 月に 14％となっている．中立は 28％, わからな

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-3250

査の結果に比べると大幅に低い数値になっている．
両調査の間で結果が大きく異なる理由については,
Reuters/Ipsos調査では，わからないという選択肢があること，無回答も母数に含めていること，
Bisconti Researchは原子力発電に関する設問の中で賛否を聞いている一方, Reuters/Ipsosは環境問題に関する設問の中で賛否を聞いており, 質問のコンテ
クストが異なっていることが挙げられる．なお，
INSS Journal vol.29, 2022「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）」で示図５ Novus調査

3．4．チェコの世論調査結果したgallup調査でも，2022年に賛成が51％と反対をわずかに上回る程度であり，Reuters/Ipsos調査の方が，米国世論の現状をより正確に表している可能性もある．

4．2．英国の世論

チ ェ コ に つ い て は , Public Opinion ResearchCentre, Institute of Sociology, Czech Academy of

BEIS 調査によると，英国の原子力発電に対する世論

Science（チェコ科学アカデミー社会学研究所世論調

は, 支持が不支持を上回って推移している．原子力が査センター）の2012年以降の調査結果が公表されてい気候変動戦略で役割を果たすべきとする人は，英国でる．2022年6月の調査結果（回答者数：821名）では,多い（海外電力調査会, 2021）．また，2015 年の SDGs

「原子力発電を増やすべき」が56％, 「現状維持」が採択，パリ協定採択（COP21）などを経て，英国でも気24％, 「減らすべき」が9％となっている（図６）．

候変動に強い関心が持たれていると考えられる．2019「原子力発電を増やすべき」が，2021年の32％から大年 6 月に英国は，2050 年までに温室効果ガスを 1990

幅に増加している．

年比で 100%削減する目標を法制化した．
なお，YouGov 調査によると，2021 年 12 月の支持率41％が，2022 年 9 月には 48％に７ポイント増加している．また，不支持率は同期間に，37％から 31％まで
6 ポイント減少している．筆者の見解では，ロシアによるウクライナ侵攻の開始が 2022 年 2 月なので，それによるエネルギー安全保障上の問題の影響が大き
いと考えられる．英国政府は 2022 年 4 月に，ネット
ゼロとエネルギー安全保障の両立および推進を目指
す「エネルギー安全保障戦略」を発表した．同戦略では，原子力を「信頼性が高く，大規模発電が実証され

図６ Czech Academy of Science 調査

た唯一の低炭素電源」と位置づけており，これまでより も 意 欲 的 な 原 子 力 推 進 目 標 を 掲 げ て い る （ MRI

4．考察
4．1．米国の世論
Bisconti Research調査による2022年の原子力発電への賛成比率は, 77％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している．一方, Reuters/Ipsos調査では, 2022年に原子力への賛成が45％となっており，Bisconti Research調

Research Associates, 2023）．
また，BEIS 調査と YouGov 調査は同じ 2021 年 12 月に調査を実施しており，両者を比較すると，支持率はBEIS 調査 37％，YouGov 調査 41％と大差ないが，不支
持率は BEIS 調査 14％，YouGov 調査 37％と大きく差がある．
「わからない」は，BEIS 調査 21％，YouGov 調
査 22％でほぼ同じある．不支持率で大きく差がある
理由としては，BEIS 調査では「中立」という選択肢があり 28％となっているが，YouGov 調査にはそのよう

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-3251

な選択肢はないことが挙げられる．BEIS 調査で「中本調査では, 福島第一発電所事故から12年という立」を選んだ層には，どちらかといえば不支持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人が多い可能性がある．

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

4．
．3．
．スウェーデンの世論
スウェーデンで 2022 年に原子力発電の支持率が84％まで上がっていること，とくに新設支持が 56％に上っていることについては，2021 年に支持率が71％，新設支持が 40％だったことを考えると，ロシア対する意識の変化の一部を明らかにしようとした．
2022年度に調査が行われた国については，とくに欧州で，ロシアのウクライナ侵攻の影響による原子力発電への支持率増加が顕著であった．なお，地球温暖化問題への関心も，ウクライナ侵攻ほど急激なインパク
トではないが，とくに欧州では重要なファクターだと思われる．

のウクライナ侵攻が理由として考えられる．スウェー
デンはロシアから距離が近く，NATO への加盟を申請

引用文献

しているなど，安全保障上の問題が大きい．また，2022
年からエネルギー資源価格が高騰しており, スウェ(1) INSS Journal vol.29, 2022 大磯眞一 「福島第ーデンに限らず比較的コストの安定している原子力

一発電所事故後の原子力発電に対する海外世論の動

発電への期待は，欧州でますます高まっているものと向（５）」考えられる（三好範英，2023）．なお，支持率の高まりは，すでに 2018 年頃からみられており，これは気(2) INSS Journal vol.26, 2019 大磯眞一 「福島第候変動への関心が高まってきた時期と一致する．ま一発電所事故後の原子力発電に対する海外世論の動

た，エネルギー自給率の高いスウェーデンの場合，エ向（４）」ネルギー需給よりは気候変動が重要なファクターとなっていることが明らかであり，米国や英国とは異なる経緯をたどっていると考えられる．

(3) Public Opinion and Communications about
Nuclear Energy Lessons from 40 Years of Researchhttps://www.bisconti.com/

4．
．4．
．チェコの世論
チェコにおいては, 2021 年時点で, 「現状維持」を支持する人（36%）が最も多く, 次いで「増やすべき」とする人の合計（32％）が多くなっていたが，2022 年
は，「増やすべき」とする人が計 56％と過半数を占め（2023年5月19日アクセス）(4) Forty-five percent of Americans support
nuclear power energy plants
A recent Reuters/Ipsos poll finds two in five
Americans say they are familiar with nuclear
power energy plants.

た．同国では計 6 基のロシア型加圧水型原子炉（VVER）

https://www.ipsos.com/en-us/news-polls/forty-が稼働している．チェコの電力生産の約 35％を原子

five-percent-americans-support-nuclear-power-

力発電でまかなっており，ロシアのウクライナ侵攻でenergy-plants

天然ガス供給に不安が高まる中，安定電源である原子（2023年5月25日アクセス）

力発電が改めて評価されていると考えられる．
「増やすべき」，「現状維持」，「減らすべき」が，2021(5) BEIS Public Attitudes Tracker: Autumn 2022

年には 32:36:20 となっていたのが，2022 年にはhttps://www.gov.uk/government/statistics/beis-

56:24:9 という，かなり極端な数字になっていること

public-attitudes-tracker-autumn-2022については，東欧諸国の一員であるチェコにおいて，（2023年5月24日アクセス）

それだけロシアによるウクライナ侵攻の影響は大きかったことが考えられる．

(6) Britons are becoming more positive towards
nuclear energy

5．
．おわりに

https://yougov.co.uk/topics/politics/articlesreports/2022/10/04/britons-are-becoming-more-INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-3positive-towards-nuclear（2023年4月28日アクセス）(7) More than half want to build new reactors if
neededhttps://www.analys.se/engelska/opinion-polls/（2023年5月29日アクセス）(8) Czech Public Opinion on Nuclear Energy –Autumn 2022
https://cvvm.soc.cas.cz/en/pressreleases/other/ecology/5630-czech-publicopinion-on-nuclear-energy-autumn-2022（2023年5月26日アクセス）(9) [英国] 世論調査，英国人の65%は原子力が気候変動戦略で役割を果たすべき 海外電力関連 トピック
ス情報 2021年11月2日 電気事業連合会

情報提供：

一般社団法人海外電力調査会
https://www.fepc.or.jp/library/kaigai/kaigai_topics/1260606_4115.html（2023年5月26日アクセス）(10) 2022年度英国原子力政策の総括～エネルギー安
全保障戦略の策定と2度の首相交代を経た今後の展望～

海外電力関連 トピックス情報 2023年4月25日

電気事業連合会

情 報 提 供 ： MRI

Research

Associates
https://www.fepc.or.jp/library/kaigai/kaigai_topics/1261164_4115.html（2023年6月26日アクセス）(11) 欧州の環境・エネルギー事情「懸念漂うドイツの脱原発完了」2023年4月28日，三好範英https://ieei.or.jp/2023/04/special201704041/（2023年6月23日アクセス）

252

INSS JOURNAL Vol．30 2023 R-4
INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-4253

エネルギー・環境問題の視点を取り入れた
デジタル教材の制作について（１）The production of digital teaching materials incorporating
the perspective of energy and environmental issues (1)西野

加奈江 （Kanae Nishino）※1

大磯

中川 幸二 （Koji Nakagawa）※1 高木

眞一 （Shinichi Oiso）※1
利恵子 （Rieko Takaki）※2

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 年度に行った「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」調査において，エネルギー環境教育に関するオンライ
ンで期待する支援として「短い時間の動画コンテンツ」が最も多かったこと，新型コロナ拡大以降，学校現場において GIGA スクール構想により ICT 環境の整備が急速に進んだことから，2022
年度のエネルギー環境教育関西ワークショップ研究会でデジタル教材制作に取り組むこととした．有志メンバーによるデジタル教材制作ワーキングを結成し，2 つのデジタル教材を完成させ
た．
キーワード

エネルギー環境教育，デジタル教材，GIGA スクール構想

Abstract
The Research Project for Social Awareness and Energy Issues, Institute of Social Research istrying to disseminate information and promote learning about energy and environmental education. In the2021 "Questionnaire Survey on the Practice and Awareness of Energy and Environmental Education at
Schools," the "short-time video content" was given by respondents to the survey as the most desirable
online support for learning about energy and environmental issues. Since the development of the ICT
environment at schools has progressed rapidly due to the GIGA school concept, in 2022, we decided towork on the production of digital teaching materials as participants in the energy and environmental
education Kansai workshop study group. Volunteer members formed a working group to produce digitalteaching materials and preparation of materials for two digital teaching projects was completed.
Keywords energy and environmental education, digital teaching materials, GIGA (Global and Innovation Gateway forAll) School Concept

1. はじめに2021 年度に関西ＷＳと共同で，近畿および福井県の学校を対象に，学校現場でのエネルギー環境教育の認知度お社会システム研究所 社会意識・エネルギー問題研究プ

よび実践状況に関するアンケート調査を行った．その調査

ロジェクトは，京都教育大学 山下宏文 名誉教授が代表をの中で，エネルギー環境教育を行う場合に「オンラインで務める「エネルギー環境教育関西ワークショップ研究会

受けられる支援」として，どのようなものを期待するかを（以下，関西ＷＳ）」の事務局を務めている．関西ＷＳは，聞いたところ，「10～15 分の映像コンテンツ」という回答

関西地域および福井県の教職員を中心に，エネルギー環境

が，小学校 77%，中学校 82%，高等学校 87%，校種全体

教育に関する実践，普及促進を進める自主研究会で，本活で 80%と高くなった．折しも，本調査前に新型コロナウイ

動を母体として関西地域（福井県を含む）エネルギー環境

ルス感染症（以下，新型コロナ）が拡大し，学校現場では教育の普及促進の取り組みを進めているところである．

GIGA スクール構想※3 が急速に進んだことがその背景にあると考えられる．

※1（株）原子力安全システム研究所※2

エネルギー広報企画舎※3

2019 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社会システム研究所

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 . 30 2023 R-4

また，2021 年 10 月に関西ＷＳで開催したエネルギー環

254

3. 制作ＷＧの活動と方向性

境教育シンポジウム「GIGA スクールに対応したエネルギ
ー環境教育のあり方」においても，GIGA スクール構想は

制作ＷＧは，月 1 回開催している全体会の終了後に行エネルギー環境教育との親和性が高いということが示さ

い，2022 年 5 月より活動を開始，2023 年 1 月まで全 8 回れた．

の会合を開催した．

社会には正解のない課題が多くあり，エネルギー問題

デジタル教材の制作に当たり，第 1 回（5 月）およびもそのひとつである．そういった課題には社会全体として

第 2 回（6 月）の制作 WG において，メンバー自身が，の最適解が求められる．これからの教育では，最適解に向どのような教材であれば授業で使ってみたいか，どのよ

かう力（思考・判断・選択・行動）を培っていくことが望うな教材を制作したいかなど自由に話し合った．共通しましい．

ていたのは「関西ＷＳならではのものを作りたい」，「多

GIGA スクール構想においては，ICT（Information and

くの学校で使ってもらいたい」ということであり，それCommunication Technology）の活用により，調べ学習や表らを踏まえ，方向性として次の 5 点を整理した．

現・制作，情報モラル教育などの学習が充実し，学びの深（1）PBL（Project Based Learning）課題解決型とする化，転換につながることが示唆されている．多岐にわたる（2）答えのない問いに対し，学習者自身が調べ，アウト

エネルギー問題についても、最適解となり得るものを自らプットする→コンテンツで作成するのは「問い」

考えたり，
意思表示をしたり，他者と共有したりする際に、（3）教科・学年を限定せず汎用性の高いものとする

ICT を活用する新しい教育が効果を発揮する可能性があ（4）短時間の動画コンテンツとする（5～10 分程度）る．

（5）初心者の教員でも利用できるものとする→授業案も関西ＷＳでは，この機会をエネルギー環境教育普及の好機と捉え，エネルギー・環境問題の視点を取り入れたデジタル教材の制作に取り組むことにした．

あわせて作成する
また、制作する内容については，経済産業省資源エネ
ルギー庁のエネルギー教育「4 つの視点※4」をそれぞれ
大きなテーマとした。

2.

進め方

A：エネルギーの安定供給の確保
B：地球温暖化問題とエネルギー問題

2022 年度第 1 回（4 月）の関西ＷＳの会合（以下，全体会）にてデジタル教材の制作に取り組むことを提案し，活C：多様なエネルギー源とその特徴
D：省エネルギーに向けた取組

動メンバーを募った．これに賛同する会員が 12 名集まっ

A から D のテーマについて 1 教材ずつ制作することを決たので「デジタル教材制作ワーキンググループ（以下，制定し、メンバーは制作したいテーマを選択してグループ

作ＷＧ）」を結成した．

ワークで進めていくこととした．

集まったメンバーの中からまとめ役として，学校現場の ICT 環境や情報教育に精通している 2 名にリーダーを依頼し，制作ＷＧを進めることとした．

4. 制作コンテンツ
第 6 回の制作 WG（11 月）において，各グループの進また，教材制作の主体は事務局ではなく，制作ＷＧメン

捗状況を確認し， 2022 年度に制作するコンテンツとしバーとし，教員目線で，授業で使いやすい教材について検て，A：エネルギーの安定供給の確保（以下、A グルー

討し，制作していくこととした．

プ）と B：地球温暖化問題とエネルギー問題（以下、Bグループ）をテーマとするグループに決定した．コンテ
ンツ内容は次のとおり．

※4

経済産業省資源エネルギー庁がエネルギー教育を進めるにあたって留意すべき視点（課題）として示しているもの. SDGs エネルギー学＊ 4 経済産業省資源エネルギー庁がエネルギー教育を進めるにあたって留意すべき視点（課題）として示しているもの .
習推進ベースキャンプ（https://energy-kyoiku.meti.go.jp/about/）より
SDGs エネルギー学習推進ベースキャンプ（https://energy-kyoiku.meti.go.jp/about/）より

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-4

4.1 動画コンテンツ「11％％のくらしってどう？」

255

エネルギー環境教育の中でも「エネルギーの安定供給の確保」の視点は，ほかの視点と比べると扱いが難しいとされているが，本教材は学習の導入部分に使える教材

A グループは，約 4 分の動画コンテンツ「11％のくらしってどう？」を考案した（図 1）．

となっているので，入口で悩んでいた教員の助けとなる可能性がある．

4.2 WEB コンテンツ「地球を守れ！性格テスト」
B グループは，WEB コンテンツ「地球を守れ！性格テスト」を考案した（図 3）．
「性格テスト」と表題に入れることで，「自分のことであれば知りたい」という気持ちを刺激し，楽しみながら取組んでもらいたいというメンバーの思いが込められて
図 1 動画コンテンツいる．

内容は，日本のエネルギー自給率 11.3％（2020 年度）
並みの生活になると私たちの生活はどうなるかを，子どもたちがイメージしやすい身近なもので示している．例
えば，「照明が 11％しかつかない」「冷蔵庫が 11％しか使えない」「東京－新大阪間の新幹線の本数が 11％」
「動画サイトが 11％の時間しか見られない」「ガスを使用する
調理時の火力が 11％」等である（図 2）．そこで日本はエネルギー資源を輸入に頼っていることに気づいた上で，日本を含めた主な国のエネルギー自給率を世界地図上で比較し，今の生活を続けるにはどうすればよいかを問う内容となっている．

図 3 WEB コンテンツ 開始画面
内容は，まず言語情報のみで「地球を守るためにいちばん話を聞いてみたいのはだれ」かを，4 人のなかから選択する（図 4）．

図 2 動画コンテンツ 11％のくらしのイメージ
動画の中で 11％という数字を主に時間に例えているのは，子どもたちが 11％という数字をイメージしやすいよ

図 4 WEB コンテンツ 選択画面

うにしていること，動画を見た後で「他にもこういうこともあるのではないか？」といったことも自分たちで考えてもらいたいとの考えからである．

選択により画面が進むと自分のタイプが表示される．4
つのタイプは「科学者（地球温暖化の原因）」「経営者（技術開発）」「気象予報士（環境）」「政治家（対策）」のINSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-4

256

それぞれの専門家に分かれており，自分がどのようなタ

山中学校 教頭）河野卓也先生，八尾市教育委員会事務局

イプか，そして，その専門家の言っていることは「正し教育センター 指導主事 山野元気先生，メンバーとしていのか」を問うている．その問いに対して，学習者は自活動に取り組んでいただいた関西ＷＳ代表 京都教育大学

分たちで調べ学習をし，意見交流や議論につなげること

名誉教授 山下宏文先生をはじめとするメンバーのみなさを目的としている．

まに御礼を申し上げます．

なお，それぞれの専門家が言っていることには，正確ではない情報が少しずつ混入している．専門家といえど

参考文献も必ずしも正しいことを言っているとは限らない．ひとつの情報だけを信じるのではなく，さまざまな視点からエネルギー環境教育関西ワークショップ（2022）．エネル

見ることが大事であり，本教材の活用を通して情報リテ

ギー環境教育ブックレット 13 GIGA スクールに対ラシー能力の向上・育成につなげる，ICT 教材のひとつとなることを期待している．
エネルギー・環境問題を ICT 教育で使える教材の内容

応したエネルギー環境教育のあり方
経済産業省資源エネルギー庁ホームページ．広報パンフ
レット．日本のエネルギー2022に取入れることで，エネルギー環境教育に馴染みのない

https://www.enecho.meti.go.jp/about/pamphlet/

教員にも知ってもらい，ICT 教育の視点からエネルギー

SDGs エネルギー学習推進ベースキャンプ．このサイト

環境教育の普及を目指したものとなっている．

5. 完成教材と今後の展開の使い方．エネルギー教育の課題【4 つの視点】
https://energy-kyoiku.meti.go.jp/about/
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完成した 2 つの教材は，原子力安全システム研究所（INSS）のホームページ上で公開しており，自由に活用できるようになっているので，教育関係者のみならず，
多くの方にご覧いただき，エネルギー問題について考える機会としていただきたい．
http://www.inss.co.jp/news/6908.html
また，関西ＷＳのホームページからでも先の公開先に移行することができる．
https://kansai-ws22.1web.jp/89452.html
今後は，関西ＷＳ会員を中心に授業実践に取り組み，事例を積み上げるとともに，教材に改善点があれば修正を加えていくことにしている．
また，日本エネルギー環境教育学会の全国大会等で本教材を広く紹介し，教材の普及も目指していく．
2023 年度は，4 つの視点から C：多様なエネルギー源とその特徴 と D：省エネルギーに向けた取組 をテーマとする教材制作に取り組むべく，すでに活動を開始している．学習者がエネルギー問題を楽しく，自分ごととして学ぶことができる教材を，制作ＷＧのメンバーとともに制作したい．

謝辞
制作ＷＧのリーダーとして活動をまとめていただいた，滋賀大学教育学部附属中学校 副校長（前大津市立石https://www.mext.go.jp/a_menu/other/index_00001.htm

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-5257

米国の原子力発電所周辺地域 の暴風雨等による被害状況調査
Investigation of Damages by Deadly Weather Conditions to Areas of Surrounding NPPs in USA

須山

健 （Takeshi Suyama）＊1

要約
地球の気候変動により台風，竜巻，強風などによる暴風雨（暴風雪）の規模は年々増大の傾向であり，今後も増大することが予想される．日本の原子力発電所では原子力規制委員会の「原子力発電所の竜巻影響評価ガイド」に基づき，例えば風速 100m/s の強風および竜巻による飛来物を受けても原子力発電所の安全性に影響がないことを確認している．しかし原子力発電所の安全性を確保しても，発電所周辺に暴風雨等が直撃すると居住地域や生活基盤に影響が出て，発電所で働く人やその家族の生活に支障をきたし，原子力発電所の運営にも影響を与える可能性がある．
そこで，今後わが国でも台風，竜巻，強風などの規模が増大すると仮定して，それらの規模が日本
より大きく，災害の状況が比較的詳しく公表される米国を対象として，その原子力発電所付近の被害状況を調査することにより，今後の気候変動による我が国の原子力発電所周辺への影響を，
より現実的に調べることとした．
調査対象は，最近米国で発生したハリケーン 2 事象，竜巻 2 事象，デレーチョ 1 事象，冬の嵐 1 事
象およびノーイースター1 事象として，これらの公開情報を調査した．結果として，米国並みの大規模なハリケーンや竜巻等が我が国の原子力発電所周辺に直ちに来ることは考えにくいが，これらの公開情報は，我が国の原子力発電所周辺の被害状況を今後の気候変動に備えて想像する手段として有効であることが確認できた．
キ ーワ ード

暴風雨，ハリケーン，竜巻，居住地域

Abstract The scale of deadly weather conditions such as heavy rain storms, snow storms, cyclones, tornados
and strong winds caused by climate change on earth is increasing yearly and it is expected to continue toincrease. Japanese nuclear power plants (NPPs) are designed to survive assumed wind speeds of 100 m/s bytyphoons, tornados, etc. to satisfy the Japanese Nuclear Regulation Authority’s Guideline for evaluation of
influence by tornados, and the safety of NPPs is expected. But even though their safety is assured, if deadly
weather conditions hit areas surrounding NPPs directly, residential areas and infrastructures are influenced.
The dairy life of employees of NPPs and their families could be threatened, and operation of NPPs could be
influenced.
To prepare for dealing with the increase in scale of deadly weather conditions in Japan, this paper
investigated the situation in the USA. The USA was chosen because detailed information about damages
caused by storms, tornados, etc. is available in open records and the scale of the damages is relatively greaterthan in Japan. By using the information from the USA, it was expected that the influence on areas surrounding
Japanese NPPs due to climate change can be predicted more realistically.
Information about recent US weather events, two hurricanes, two tornados, one derecho, one winterstorm, and one nor’easter were chosen as targets. Information collection like this investigation was concluded
to be an effective means to imagine damages to areas surrounding Japanese NPPs in preparation for the futureclimate change, even though it cannot be considered that such deadly weather conditions will soon come to
Japan.
Keywords

deadly storm, hurricane, tornado, residential areas

1. はじめにすることが予想される．日本の原子力発電所では原子力規制委員会の「原子力発電所の竜巻影響評価ガイド」(1)に基地球の気候変動により台風，竜巻，強風などによる暴風

づき，例えば風速 100m/s の強風および竜巻による飛来物

雨（暴風雪）の規模は年々増大の傾向であり，今後も増大を受けても原子力発電所の安全性に影響がないことを確＊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 . 30 2023 R-5

認している．しかし原子力発電所の安全性を確保しても，発電所周辺に暴風雨等が直撃すると居住地域や生活基盤に影響が出て，発電所で働く人やその家族の生活に支障をきたし，原子力発電所の運営にも影響を与える可能性がある．
そこで，今後わが国でも台風，竜巻，強風などの規模が鹿児島県 川内（ｾﾝﾀﾞｲ）
鹿児島県 東市来（ﾋｶﾞ
ｼｲﾁｷ）

258

45.0

2015 年 8 月 25 日

36.8

2015 年 8 月 25 日(*1)

風速は最大瞬間風速，単位は m/s．

(*2)

宇和よりも原子力発電所からさらに約 20km 離れた
宇和島では，1964 年 9 月 25 日に台風として観測史増大すると仮定して，それらの規模が日本より大きく，災上第 7 位の 72.3m/s を記録(4)したが，発電所付近から害の状況が比較的詳しく公表される米国を対象として，そ遠いと考えて除外した．

の原子力発電所付近の被害状況を調査することにより，今後の気候変動による我が国の原子力発電所周辺への影響を，より現実的に調べることとする．
調査対象は最近米国で発生したハリケーン 2 事象，竜巻
2 事象，デレーチョ 1 事象，冬の嵐 1 事象，ノーイースタ

最大瞬間風速については，表 1 の 17 地点のうち 2 地点
を除いて 21 世紀の記録，8 地点がデータを確認した 2023
年 5 月 10 日から 5 年以内の記録である．
また，表 1 の 17 地点のうち 11 地点が 40m/s 未満，3 地
点が 40m/s 台，3 地点が 50m/s 台であり，最大は 54.0m/s

ー1 事象とした．

である．

2. 台風，ハリケーン

2.2 米国のハリケーンの風速の考え方

2.1 我が国の原子力発電所周辺の風速
米国のハリケーンは，台風やサイクロンと現象としては我が国の原子力発電所のうち，いくつかの発電所周辺

同じものであるが，北東太平洋または北大西洋で発生したにおける 2023 年 5 月 10 日時点での過去の最大瞬間風速

時にはハリケーン，北太平洋で発生した時には台風，北イは，気象庁の公表した数値によれば以下の表 1 のとおりで

ンド洋で発生した時にはサイクロンと呼ばれ，発生地域に

(2)

ある ．
ここで，
最大瞬間風速は「風速計の測定値（0.25 秒間隔）

より名称が異なり，局所的に発生する激しい風のうず巻きを 3 秒間平均した値（測定値 12 個の平均値）の最大値」

ハリケーン等の風速については，米国気象学会（AMS，と定義される(3)．

である竜巻とは区別される(5)．
American Meteorological Society）によれば，通常１分間の表 1 発電所周辺における過去の最大瞬間風速
(*1)
発生日時
観測地点（読み仮名） 風速

平均で表される(6)が，20 秒未満の最大瞬間風速を gust と記載して用いることもある(7)．風速の測定方法や測定間隔について，日米の相違は確認できていないが，仮に同じ測

北海道 神恵内（ｶﾓｴﾅｲ）

34.2

2012 年 12 月 6 日

北海道 余市（ﾖｲﾁ）

32.02018 年 9 月 5 日

北海道 共和（ｷｮｳﾜ）

35.62016 年 3 月 1 日

北海道 寿都（ｽｯﾂ）53.2

1954 年 9 月 26 日

平均風速の最大値が 1 分間の平均風速以上となる．
この理由としては，背理法を用いるのがわかりやすい．

福井県 敦賀（ﾂﾙｶﾞ）

47.9

2018 年 9 月 4 日

特定の観測期間においてある 1 分間の区間を抽出し，その福井県 美浜（ﾐﾊﾏ）35.4

2016 年 4 月 7 日

1 分間の風速を 3 秒ごとに 20 等分したとすると，20 個の

福井県 小浜（ｵﾊﾞﾏ）

38.8

2017 年 10 月 23 日

3 秒間平均風速を加算して 20 で割った値が 1 分間の平均

京都府 舞鶴（ﾏｲﾂﾞﾙ）

51.9

2004 年 10 月 20 日

風速となる．しかし 3 秒間の平均風速の最大値が 1 分間

愛媛県 長浜（ﾅｶﾞﾊﾏ）

30.4

2022 年 3 月 26 日の平均風速よりも小さい場合は，最大値以外の 3 秒間の平

愛媛県 大洲（ｵｵｽﾞ）

26.22020 年 3 月 19 日

均風速はすべて 1 分間の平均風速より小さくなり，20 個

愛媛県 宇和（ｳﾜ）30.22020 年 1 月 27 日の 3 秒間平均風速を加算して 20 で割った値も元の 1 分間

長崎県 松浦（ﾏﾂｳﾗ）

35.02020 年 9 月 7 日の平均風速より小さくなり矛盾する．したがって，3 秒間

佐賀県 唐津（ｶﾗﾂ）44.1

2022 年 9 月 18 日の平均風速の最大値が 1 分間の平均風速以を下回ること

佐賀県 伊万里（ｲﾏﾘ）34.42020 年 9 月 2 日

はない．

鹿児島県 阿久根（ｱｸﾈ）

54.0

1965 年 8 月 6 日(*2)

定方法かつ同じ測定間隔の風速データの 1 分間平均とその 1 分間の中の 3 秒間の平均を比較する場合は，3 秒間のなお，1 分間の風速が一定であったり，3 秒ごとの風速
20 個分がすべて正弦波の 1 周期であったりする時は，3 秒

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-5間の平均風速の最大値が 1 分間の平均風速と同じ値にな
る．

259

る．
セントルーシー発電所はフロリダ州南東部のセントルーシー郡ポートセントルーシーにあり，フロリダ半島から

2.3 2021年
年のハリケーンアイダによる被害

幅数 km 程度の海を隔てたバリアー島（Barrier island，細長く狭い主に砂や礫でできた島）であるノースハッチンソ

2021 年 8 月 26 に発生したハリケーンアイダは，8 月 29

ン島およびサウスハッチンソン島のうちノースハッチン

日にルイジアナ州に上陸し，上陸後の最大風速（1 分間平ソン島にある(16)．
発電所の周辺は平坦な地形で海抜は 20m

均）は 150mph（miles per hour）（67m/s）を記録し(8)，その未満である(17)．ハリケーンイアンの進路と風速については，

影響でルイジアナ州にあるウォーターフォード原子力発
電所３号機が外部電源を喪失した(9)．これにより，周辺地域を含めて人体や環境への影響が生じたという報告は確認できていない．この時のウォーターフォード原子力発電所付近の被害状況を調査した結果を以下に記述する．
ウォーターフォード発電所はルイジアナ州の南側，ミシFOX35（フロリダ州オーランドにあるテレビ局）の提供する動画（18）によれば，9 月 28 日（水）の PM8:00 に 125mph（55.9m/s）であった風速は 12 時間後にはさらに 70mph（31.3m/s）まで低下しており，ハリケーン中心部はポートセントルーシーから 150km 程度またはそれ以上離れていることから，セントルーシー発電所は強風の直撃は受けな

シッピ川沿いのメキシコ湾に近いところに立地し，セント

かったと考えられる．これらの風速は，動画の音声から 20

チャールズ郡（パリッシュ）キロナにある．東側へ数十 km

秒未満の最大瞬間風速（gust）と推定される．

離れたところにはニューオーリンズがあり，発電所の周辺
は平坦な地形で海抜は 15m 未満である（10）．ハリケーンア
イダの進路と風速については，米国の雑誌 The Advocate によれば，地図で見る限りハリケーンの中心がウォーターフ
ォード発電所から 10km 以内に接近（11）しており，周辺のgust 風速（20 秒未満の最大瞬間風速）は 122mph（54.5m/s）～138mph（61.7m/s）を記録している．
被害状況については，前述の The Advocate によれば，ポートフォーチョンに上陸する際の gust 風速（20 秒未満の最大瞬間風速）は 172mph（76.9m/s）であり，米国 CNN の
（12）

動画

から上陸時の強風の凄まじさと，この強風により歩行も困難である様子がわかる．セントチャールズにおけるハリケーン通過時の動画は発見できなかったが，ハリケ

別の動画では，西側に上陸した際の海岸付近の強風の様（19）

子，浸水の様子（20），ハリケーン通過後のボートの陸への乗り上げ，木々の倒壊，家屋や道路の損壊（21）が確認できる．セントルーシー郡を含むフロリダ州東海岸のトレジャーコーストの新聞 TC Palm では，ポートセントルーシーから約 10km 北側のフォートピアースにおいてボートが沈んでいる様子などを示しており（22），ポートセントル
ーシーにおいても想像以上の強風であったと推定される．
Yahoo では，ハリケーン通過後のセントルーシー郡の木々の倒壊，道路標識の損傷，道路の浸水の様子などを写真で示している（23）．

2.5 米国のハリケーンから得た知見

ーンの通過から 72 時間後の被害状況では，家屋の著しい損傷や大木の倒壊を確認できた(13)．セントチャールズから

ハリケーンアイダとハリケーンイアンの被害状況の記

南に約 40km 離れたラックポートの動画では住宅の屋根録からだけでは，それぞれの被害状況の全貌を把握するこが剥がれたり，電柱が倒れたりする様子が撮影されておりとは容易ではないが，被害状況の記録を多く集めることに（14），セントチャールズでも同程度の状況であったと推定される．

より，被害の全貌をより正確に想像することが可能となる．
このような大規模のハリケーンが我が国の原子力発電所周辺に直ちに来ることは考えにくいが，今後の気候変動

2.4 2022年
年のハリケーンイアンによる被害に備えて，この規模の暴風雨に見舞われた場合に，我が国2022 年 9 月 23 日に発生したハリケーンイアンは，9 月 28

どがどのようになるのかあらかじめ想像しておくことは日にフロリダ州に上陸し，上陸後の最大風速（1 分間の平リスク管理として有効である．

均）は 160mph（71.5m/s）を記録した(15)．フロリダ州のセントルーシー原子力発電所への影響や周辺地域を含めての原子力発電所周辺に実際に存在する木々，家屋，電線な3. 竜巻

人体や環境への影響が生じたという報告は，公表された情報からは確認できていない．この時のセントルーシー原子3.1 藤田スケールについて

力発電所付近の被害状況を調査した結果を以下に記述す
竜巻等の強さについては，建物等の被害状況から風速を

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-5260

推定し，風速によって竜巻の規模を示す「藤田スケール」が用いられているため，藤田スケールの変遷等を理解する「藤田スケールガイドライン」p.7 によれば，日本国内ことが重要である．これらは，「日本版改良藤田スケール

で発生する竜巻等突風の強さをより的確に把握できるよに関するガイドライン（平成 27 年 12 月）
」
（以下，
「藤田

うにするため， 米国の EF スケールを参考にしつつ，最（24）に詳しく記載されてスケールガイドライン」という．
）

新の風工学の知見を取り入れて日本版改良藤田スケールおり，以下にその概要を示す．

（Japanese Enhanced Fujita scale，以下「JEF スケール」と「藤田スケールガイドライン」の p.3「表 1」においていう．
）が策定された．
また，「藤田スケールガイドライン」

は，Fujita(1971)により考案された，竜巻やダウンバースト

p.9 によれば，JEF スケールの階級と風速の対応についてなどの風速を，建築物等の被害状況から推定する「藤田スは，藤田スケール（藤田 1973）と JEF スケールの統計的ケール」に対して，日本向けに解説を加えた「藤田スケー

な継続性を持たせるため，現象のスケールの評定結果が両ル（藤田 1973）」が示されている．以下の表 2 に「藤田ススケールでできる限り同じ階級となるように決定された．

ケール（藤田 1973）」の階級と風速を示す．

「藤田スケールガイドライン」p.10 および p.11 の表 3 に示す「JEF スケール」と風速の関係を表 4 に示す．

表 2 「藤田スケール（藤田 1973）」の階級と風速階級
風速17～32m/s
F0（約 15 秒間の平均）
33～49m/s
F1（約 10 秒間の平均)
50～69m/s
F2（約 7 秒間の平均）
70～92m/s
F3（約 5 秒間の平均）
93～116m/s
F4（約 4 秒間の平均）
117～142m/s
F5（約 3 秒間の平均）「藤田スケールガイドライン」p.4 によれば，「藤田スケール（藤田 1973）」は「被害状況と風速の対応が十分に検証されていない」などの課題があったため，米国では 2006
年に「改良藤田スケール」（Enhanced Fujita scale， 以下「EFスケール」という．
）が策定され(McDonald and Mehta 2006），
2007 年から米国気象局により運用されている．EF スケー
ルを表 3 に示す

（25）．

表 3 「EF スケール」の階級と風速
階級
風速（3 秒間の平均）EF065～85mph(29.1m/s～38.0m/s)
EF1
86～110mph(38.4m/s～49.2m/s)
EF2
111～135mph(49.6m/s～60.4m/s)
EF3
136～165mph(60.8m/s～73.8m/s)
EF4
166～200mph(74.2m/s～89.4m/s)
EF5200mph 超過(89.4m/s 超過)

表 4 「JEF スケール」の階級と風速
階級

風速（3 秒間の平均）JEF025m/s～38m/s

JEF1

39m/s～52m/s

JEF2

53m/s～66m/s

JEF3

67m/s～80m/s

JEF4

81m/s～94m/s

JEF5

95m/s

藤田スケール，EF スケール，JEF スケールの統計的な継続性については，「藤田スケールガイドライン」の付録
Ｃ「日本版改良藤田スケールの階級と風速の対応の決定方
法」において示されている．

3.2 竜巻の規模について日米の比較「藤田スケールガイドライン」の p.3，p.4 によれば，我が国で確認された竜巻の最大のスケールは F3（=JEF3）であり，スケールが特定できなかった現象を除いて 2007 年から 2014 年に発生が確認された竜巻等突風は，F3 が 1 件，
F2 が 5 件，F1 が 97 件，F0 が 379 件，F0 未満が 172 件で（26）ある．
「日本版改良藤田スケール導入後の評定状況」のp.5 によれば，2016 年 4 月から 2022 年 12 月の「突風発生確認数」は，JEF3 が 1 件，JEF2 が 10 件，JEF1 が 70 件，
JEF0 が 211 件，JEF0 未満が 5 件，不明が 95 件である．
米国で過去に発生した竜巻は，EF5 相当については気象庁が 2 件（1925 年 3 月 18 日に， ミズーリ州，イリノイ州，インディアナ州の 3 州にまたがって移動した竜巻，および 2011 年 5 月 22 日に，ミズーリ州で発生した竜巻）を掲載（27）している．EF4 については，2020 年 1 月 1 日から
2023 年 5 月 10 日までに，2020 年に 6 件，2021 年に 4 件，

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-5

261

2022 年に 4 件，2023 年に 2 件発生している(28)．EF3 相当などを撮影した記録はある（32）が，夜間に発生したため見以上については，アリゾナ大学の資料によれば 2005 年か

通しが悪いこともあり，竜巻による強風をリアルタイムでら 2021 年において年ごとに発生件数のばらつきはあるも撮影した記録は確認できなかった．

のの，年平均 31.6 件発生しているとしている

（29）

．

以上から，日米で国土の面積に大きな差はあるものの，我が国では今まで JEF4 相当以上の竜巻を確認した例はな

3.5 2023年
年3月
月下旬の竜巻による被害

く，JEF3 相当についても 2007 年から 2014 年に１件，2016

2023 年 5 月 10 日時点で最も至近に発生した EF4 の 2 件

年 4 月から 2022 年 12 月に 1 件であることから，発生しの竜巻のうち，2023 年 3 月 24 日に発生した竜巻は，ミシている竜巻の規模は米国の方が大きいと考えられる．

シッピ州の 3 地区で EF4 規模が観測された（28）．被害状況

竜巻の発生確認数については，気象庁のホームページにとしては，夜間の発生ではあるが車中から強風や雷の様子よれば，「日本では，平均して年に 25 個程度，竜巻の発生を中継したり，家屋の大破，倒木，車の損傷を撮影したりが確認されています（2007～2015 年，海上竜巻を除く）．

した記録が確認できた（33）（34）．これ以外に校舎内に強風が米国では，年平均で約 1,300 個（2004～2006 年の統計）も浸入してきた時の動画も確認できた（35）．

の竜巻が確認されていますが， 単位面積に換算すると日2023 年 3 月 31 日に発生した竜巻は，アイオワ州の 2 地本での竜巻の発生確認数は米国の半分程度で決して少な区で EF4 規模が観測された（28）．被害状況としては，日中（30）

いとは言えません．
」とのことである．

の発生であるため見通しがよく，車中から遠方の竜巻を動（38）画で中継したり（36），大破した家屋や車を撮影したり（37）

3.3 日本の原子力発電所で想定する竜巻した記録が確認できた．
これらの竜巻による原子力発電所への影響について，公日本の原子力発電所では原子力規制委員会の「原子力発表された情報は確認できなかった．

電所の竜巻影響評価ガイド」(1)に基づき，表 2 に示す「藤田 1973」の F3 の風速（70～92m/s）
から，
例えば風速 100m/s

3.6 米国の竜巻被害状況から得た知見の強風および竜巻を想定し，竜巻による飛来物を受けても原子力発電所の安全性に影響がないことを確認している

2021 年 12 月 10 日および 2023 年 3 月下旬の被害状況のが，100m/s を想定する場合は，JEF5 に相当する非常に保記録からだけでは，それぞれの竜巻の規模の大小関係を比守的な風速を想定していることになる．

較することは必ずしも容易ではないが，被害状況の記録を多く集めることにより，被害の大きさをより正確に想像す

3.4 2021年
年12月月10日
日の竜巻による被害

ることが可能となる．
このような大規模の竜巻が我が国の原子力発電所周辺

2021 年 12 月 10 日深夜から 11 日未明にかけて，米国のに直ちに来ることは考えにくいが，この規模であっても我中部・南部を複数の竜巻が襲った．ケンタッキー州など少が国の原子力発電所で想定している竜巻よりも規模は小なくとも 8 州で，50 以上の竜巻が確認され，米国で発生さい。この規模の竜巻が発電所周辺の居住地域に来たとしした竜巻のうち，2023 年 5 月 10 日時点でその 10 年以内ても，被害がどれほど大きくなるのか，あらかじめ想像し（31）に発生した竜巻では最大規模と考えられる．この竜巻ておくことはリスク管理として有効である．

を含めて，米国で 2020 年 1 月 1 日から 2023 年 5 月 10 日までに発生した EF4 の竜巻（28）の地区名とその地区から最

4 デレーチョも近い位置にある原子力発電所の距離を地図上で確認したが，少なくとも 40～50km 以上は離れているものと考え

4.1 デレーチョについてられる．この竜巻による原子力発電所への公表された影響は確認できなかった．竜巻は局所的な現象であるため，原デレーチョ（Derecho）は，真っすぐ１方向に進行し，子力発電所から 40～50km 以上離れた地点を通過する竜

240mile（386km）を超える範囲に渡って 58mph（25.9m/s）

巻が原子力発電所の周辺に影響を与えることは考えにく

以上の gust 風速（20 秒未満の最大瞬間風速）を有する現い．

象と定義されている（39）．

竜巻後の被害状況としては，家屋やその他の建物の大破，大きく変形した自動車，電柱の倒壊，倒木，横転した列車

北米（米国，カナダ）における発生件数としては，2010
年以上は毎年１件以上の発生が確認されており，最近では

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-5

262

2020 年に 7 件，2021 年に 1 件，2022 年に 4 件，2023 年

おり，音声は聞こえないが嵐の激しさが伝わる（51）．この（5 月 10 日時点）に 1 件の発生が確認されている（40）．次（48）
冬の嵐の 20 秒未満の最大瞬間風速は 79mph（35.3m/s）

項では，2020 年 8 月 10 日に発生したデレーチョに関してと前述の 2020 年 8 月 10 日のデレーチョに比べて弱いが，調査した結果を記載する．

冬季特有の吹雪により屋外は過酷な状況となっている．
なお，デイビスベッセ発電所から東側に約 400km 離れ

4.2 2020年
年8月
月のデレーチョによる被害ておりエリー湖北東側に位置するクリスタルビーチでは，
エリー湖岸にある家が湖の水を被った後に凍結して，家の2020 年 8 月 10 日に発生したデレーチョはアイオワ州の湖側が非常に珍しい外観となっている（52）．これとは別に，中央部を通過して，東側に移動した（41）が，この日にアイ

米国五大湖のうちミシガン湖では冬になるとパンケーキ

オワ州のデュアンアーノルド原子力発電所では強風によ形状の氷が形成されるようであり（53），我が国では見たこり外部電源が喪失した（42）．周辺地域を含めて人体や環境ともない自然の風景が観察されている．

への影響が生じたという報告は確認できていない．20 秒

セーラム原子力発電所は，米国北東部のデラウェア湾の未満の最大瞬間風速の最大値が観測された地点は，デュア

奥，デラウェア川の河口に位置し，ニュージャージー州のンアーノルド発電所から 20km 弱離れたシーダーラピッ

セーラム郡ローワーアロウェイズクリークに属し，デラウ

ズの 140mph（62.6m/s），2 番目に大きな値を観測した地点

ェア州と隣接する．セーラム原子力発電所の周辺地域の状

は，シーダーラピッズの北東側に隣接して発電所から況について，公表された写真や動画は確認できなかった．

20km 弱離れたマリオンの 130mph（58.1m/s）と記録されこのような大規模な冬の嵐が我が国の原子力発電所周（43），居住地にハリケーン並みの強風が襲来してい辺に来ることは考えにくいが，全米規模の冬の嵐であった

る．強風による被害状況としては，
トウモロコシ畑の壊滅，ため，ここに記載した地域以外の状況も見て，我が国の原家屋やその他施設の損傷，電波塔の倒壊などの写真，木が子力発電所の周辺地域においても，冬季特有の厳しい自然

ており

（44）

倒れるまでの動画，暴風雨の凄まじさを撮影した動画

事象を調べておくことはリスク管理として有効である．

などが確認できた．暴風雨以外に直径 1～2 インチ

（45）
（46）

のひょうも降ったことが確認されている（47）．

6 2023年
年3月
月のノーイースター

デレーチョという現象が我が国に発生することは極めて考えにくいが，この規模の強風が原子力発電所周辺に来米国国立気象局（National Weather Service）によれば，ノた場合に何が起こるのか，あらかじめ想像しておくことはーイースター（Nor’easter）とは米国東海岸の嵐で，名称はリスク管理として有効である．

風が北東から吹いてくることに由来する（54）．過去に大きな被害をもたらしたノーイースターとして，米国国立気象5 2022年
年12月
月の冬の嵐

局は 1888 年 3 月の事例（55），1962 年 3 月の事例（56），1978
年 2 月の事例（57），1993 年 3 月の事例（58）および 2015 年 1

米国では，冬季に雪や冷たい雨を伴う大規模な嵐が発生

月の事例（59）等を挙げている．以下では 2023 年 3 月 13 日

することがある．以下は，冬の嵐のうち 2022 年 12 月 21に米国北東部で発生したノーイースター（60）について調査から 26 日にかけて米国の大多数の地域に影響を与えた（48）

した結果を示す．

冬の嵐を調査した結果を示す．

このノーイースターによって，ヤンキーロウ原子力発電

この冬の嵐によって，デイビスベッセ原子力発電所は取所（2007 年に廃止措置完了（61））の使用済燃料貯蔵施設が水側の水位が低下したため一時的に原子炉の停止が必要

大雪により外部電源を喪失し，一時的に通常の経路でアク，セーラム原子力発電所 2 号機は蒸気発セスできなくなった（62）．周辺地域を含めて人体や環境へ（49）な状態となり生器の差圧の異常により原子炉が自動トリップした（50）．
周辺地域を含めて人体や環境への影響が生じたという報告は確認できていない．

の影響が生じたという報告は確認できていない．
ヤンキーロウ原子力発電所はマサチューセッツ州北西部のニューハンプシャー州（北側）との境界近くに位置し，

デイビスベッセ原子力発電所は米国五大湖のうちエリ

フランクリン郡ロウに属しており，ロウの居住地から北にー湖の西南側に位置し，オハイオ州のオタワ郡キャロルに約 5km の距離にある．ノーイースターの影響としては，

属し，オークハーバーなどの居住地から北側に約 10km の積雪が多いところで 43 インチ（109cm），20 秒未満の最大距離にある．冬の嵐の状況としては，デイビスベッセ発電

瞬間風速は強いところで 50mph（22.4m/s）であった(63)．ロ

所から西に約 40km 離れたトリードの動画が公表されてウでは 35 インチ（76cm）の積雪が確認されている（64）．
なお，内陸では大雪が降った一方で，海岸では岸にぶつ

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-5

かった波が高くまで跳ね上がっており，海もかなり荒れていたことがわかる（65）（66）．

263

本資料の完成までに文書指導をいただいた方に，ここで謝意を表する．

このノーイースターに関して，ヤンキーロウ原子力発電所付近の写真や動画は確認できなかったが，影響を受けた地域の写真は公表されており，吹雪の状況や倒木の状況（67）引用文献

が確認できる．
ノーイースターは米国特有の事象であるが，このような(1) 原子力発電所の竜巻影響評価ガイド（平成 25 年 6

写真や動画だけ見ると我が国の原子力発電所周辺でもし

月 19 日制定，令和元年 9 月 6 日改定）．

ばしば起こっているように見える一方で，大荒れの海はあhttps://www.nra.go.jp/data/000297056.pdf

まり見かけない状況であると考えられる．今後のリスク管理としては，ノーイースターと同様の吹雪や積雪が我が国の原子力発電所の周辺地域で起こった場合に，どのような被害が考えられるか，想像しておくことが有効である．

7 まとめ
今後わが国でも気候変動により台風，竜巻，強風などの規模が増大するものとして，それらの規模が日本より大きく，状況が比較的詳しく公表される米国を対象として，その原子力発電所付近の被害状況を調査した．調査対象は最
近米国で発生したハリケーン 2 事象，竜巻 2 事象，デレー
チョ 1 事象，冬の嵐 1 事象およびノーイースター1 事象とした．
結果として，米国並みの大規模なハリケーンや竜巻等が我が国の原子力発電所周辺に直ちに来ることは考えにく
いが，これらの公開情報の収集は，我が国の原子力発電所周辺の被害状況を，今後の気候変動に備えて想像するリス
ク管理として有効であることが確認できた．
各事象から得たリスク管理のための効果的な情報は以下のとおり．

(2) 気象庁，各観測地点の最大瞬間風速の最大値．
https://www.data.jma.go.jp/obd/stats/data/mdrr/wind_rct/alltable/gust00.html(3) 気象庁，最大瞬間風速の定義．
https://www.jma.go.jp/jma/kishou/know/yougo_hp/kaze.
html(4) Wikipedia，1964 年に愛媛県宇和島を直撃した台風
20 号．
https://ja.wikipedia.org/wiki/%E6%98%AD%E5%92%8
C39%E5%B9%B4%E5%8F%B0%E9%A2%A8%E7%
AC%AC20%E5%8F%B7(5) 気象庁，「台風，ハリケーン，サイクロン」の区
別．
https://www.jma.go.jp/jma/kids/kids/faq/a3_12.html(6) 米国気象学会，ハリケーン等の風速が１分間の平均であること．
https://glossary.ametsoc.org/wiki/Sustained_wind_speed(7) 米国気象学会，「GUST」について．
https://glossary.ametsoc.org/wiki/Gust(8) Wikipedia，ハリケーンアイダについて．
https://en.wikipedia.org/wiki/Hurricane_Ida(1) ハリケーンからは，上陸時の強風の凄まじさ，詳細(9) 米国 NRC，ハリケーンアイダによるウォーターフ

な経路と原子力発電所への接近状況，木々の倒壊や

ォード発電所の外部電源喪失，Event Number

家屋の損壊，ボートの陸への乗り上げ．

55436．

(2) 竜巻からは，大破した家屋や車，電柱の倒壊や倒木，遠方からの状況観察，付随する雷．
(3) デレーチョからは，強風による農地，家屋，施設の損傷，倒木までの様子，大きなひょう．
(4) 冬の嵐ついては，全米に渡る大規模な被害，吹雪の様子，湖岸の特異な風景．
(5) ノーイースターからは，吹雪の状況，大雪の様子，
海岸付近の大荒れの海．

https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/eventstatus/event/2021/20211026en.html#en55436(10) topographic-map，ウォーターフォード原子力発電所付近の地形図．
https://en-gb.topographic-map.com/maprjbtp/Louisiana/?center=29.99523%2C90.46799&zoom=14&popup=29.9846%2C-90.50898(11) The Advocate，ハリケーンアイダの進路と風速．
https://www.theadvocate.com/baton_rouge/news/article_

謝辞

0cc1dc86-0a90-11ec-827e-6342102b8d5d.html(12) CNN，ハリケーンアイダの上陸時の動画．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 R-5

https://edition.cnn.com/2021/08/30/weather/hurricaneida-monday/index.html(13) You Tube，ハリケーンアイダ通過 72 時間後のセン

264(22) TC Palm，ポートセントルーシーの近くでボートが沈んでいる様子など．
https://www.tcpalm.com/story/weather/hurricanes/2022/0

トチャールズでの被害状況．

9/29/florida-fl-hurricane-ian-september-29-2022-port-st-

https://www.youtube.com/watch?v=3quM_MT1Rt8

lucie-county-fort-pierce-tropical-storm-(14) You Tube，ハリケーンアイダによるラックポートでの被害状況の動画．
https://www.youtube.com/watch?v=f7HfJd_IkjA(15) Wikipedia，ハリケーンイアンについて．
https://en.wikipedia.org/wiki/Hurricane_Ian(16) Wikipedia，フロリダ州ハッチンソン島．
https://en.wikipedia.org/wiki/Hutchinson_Island_(Florida)(17) topographic-map，セントルーシー原子力発電所付
近の地形図．
https://en-gb.topographic-map.com/map5w818/Florida/?zoom=14&center=27.35035%2C80.27573(18) FOX 35，ハリケーンイアンの風速の表示．
https://www.fox35orlando.com/news/hurricane-ianstrengthens-into-major-category-3-storm-on-path-toflorida(19) BBC，ハリケーンイアンがフロリダ半島西側に上陸した時の強風の動画など．
https://www.google.com/search?q=hurricane+ian+bbc&r
lz=1C1GCEA_enJP922JP922&oq=hurricane+ian%E3%
80%80bbc&aqs=chrome..69i57.8450j0j15&sourceid=chr
ome&ie=UTF8#fpstate=ive&vld=cid:78bd7714,vid:Cz0P26imEXI(20) BBC，ハリケーンイアンがフロリダ半島西側に上陸した時の浸水の動画など．
https://www.google.com/search?q=hurricane+ian+bbc&r
lz=1C1GCEA_enJP922JP922&oq=hurricane+ian%E3%
80%80bbc&aqs=chrome..69i57.8450j0j15&sourceid=chr
ome&ie=UTF8#fpstate=ive&vld=cid:0b821442,vid:peaduVRIz-k(21) BBC，ハリケーンイアン通過後のフロリダ半島西側

warning/10453641002/(23) Yahoo!，ハリケーンイアン通過後のセントルーシーの被害状況．
https://sports.yahoo.com/st-lucie-county-updateshurricane-090403374.html(24) 気象庁，日本版改良藤田スケールに関するガイドラ
イン（平成 27 年 12 月）．
https://www.data.jma.go.jp/obd/stats/data/bosai/tornado/kentoukai/kaigi/2015/1221_kentoukai/guideline.pdf(25) 米国国立気象局，「改良藤田スケール」（「Enhanced Fujita scale」=「EF スケール」）．
https://www.weather.gov/oun/efscale(26) 気象庁，「竜巻等突風強さの評定に関する検討会（第 12 回資料）資料 2「日本版改良藤田スケール導入後の評定状況」．
https://www.data.jma.go.jp/obd/stats/data/bosai/tornado/kentoukai/kaigi/2023/0315_kentoukai/doc_2.pdf(27) 気象庁，米国で発生した EF5 相当の竜巻の例．
https://www.jma.go.jp/jma/kishou/know/toppuu/tornado1
3.html#:~:text=%E8%A8%98%E9%8C%B2%E4%B8%
8A%E6%9C%80%E5%A4%A7%E3%81%AE%E4%B
A%BA,%E8%A8%98%E9%8C%B2%E3%81%8C%E6%AE%8B%E3%81%A3%E3%81%A6%E3%81%84%
E3%81%BE%E3%81%99%E3%80%82(28) Wikipedia，米国で発生した EF4 の竜巻（2020 年
1 月 1 日～2023 年 5 日 10 日）．
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does_(2020%E2%80%93present)(29) アリゾナ大学資料，米国で発生した EF3 相当以上の竜巻件数（2005 年～2021 年）．

の被害状況として，ボートの陸への乗り上げ，木々

http://www.atmo.arizona.edu/students/courselinks/fall16/の倒壊，家屋や道路の損壊など．

atmo336s2/lectures/sec2/tornadoes.html

https://www.google.com/search?q=hurricane+ian+bbc&r(30) 気象庁，竜巻発生確認数の日米比較．

lz=1C1GCEA_enJP922JP922&oq=hurricane+ian%E3%

https://www.jma.go.jp/jma/kishou/know/toppuu/tornado1

80%80bbc&aqs=chrome..69i57.8450j0j15&sourceid=chr-

ome&ie=UTF-

3.html#:~:text=%E8%A7%A3%E8%AA%AC%E3%81

8#fpstate=ive&vld=cid:47a4327a,vid:LW9BL2tmmoY%97%E3%81%BE%E3%81%99%E3%80%82-,%E7%9
9%BA%E7%94%9F%E7%A2%BA%E8%AA%8D%E

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265

6%95%B0,%E3%81%A8%E3%81%AF%E8%A8%80

https://en.wikipedia.org/wiki/August_2020_Midwest_der%E3%81%88%E3%81%BE%E3%81%9B%E3%82%9

echo#/media/File:NWS-2020Aug10-Derecho-Radar-

3%E3%80%82

Map.png(31) Wikipedia，2021 年 12 月 10 日に発生した竜巻につ(42) 米国 NRC，デレーチョによるデュアンアーノルド

いて．

原子力発電所の外部電源喪失，Event Number

https://ja.wikipedia.org/wiki/2021%E5%B9%B412%E6

54826．

%9C%88%E3%81%AE%E3%82%A2%E3%83%A1%

https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/event-

E3%83%AA%E3%82%AB%E5%90%88%E8%A1%86

status/event/2020/20200811en.html#en54826%E5%9B%BD%E3%81%AE%E7%AB%9C%E5%B7%BB(32) You Tube，2021 年 12 月 10 日に発生した竜巻の被害状況の例．
https://www.youtube.com/watch?v=wsYu88vblwU(33) Magnolia Tribune，2023 年 3 月 24 日に発生した竜巻の被害状況の例 1
https://magnoliatribune.com/2023/03/25/mississippitornado-carves-100-mile-path-destruction-23-dead/(34) BBC，2023 年 3 月 24 日に発生した竜巻の被害状況の例 2．
https://www.bbc.com/news/in-pictures-65079578(35) BBC，2023 年 3 月 24 日に発生した竜巻の被害状況の例 3．
https://www.bbc.com/news/world-us-canada-65078588(36) You Tube，2023 年 3 月 31 日に発生した竜巻の被害状況の例 1．
https://www.youtube.com/watch?v=eVznrYmS6G8(37) WDRB，2023 年 3 月 31 日に発生した竜巻の被害状
況の例 2．
https://www.wdrb.com/cars-damaged-from-tornado-in-(43) Wikipedia，2020 年 8 月 10 日に発生したデレーチョ
による最高風速の記録など．
https://en.wikipedia.org/wiki/August_2020_Midwest_der
echo(44) 米国国立気象局，アイオワ州シーダーラピッズで木が倒れるまでの動画．
https://www.weather.gov/dvn/summary_081020(45) You Tube，デレーチョによる強風の凄まじさを撮影した動画１
https://www.youtube.com/watch?v=1U3OK9F5TH0(46) You Tube，デレーチョによる強風の凄まじさを撮影した動画 2https://www.youtube.com/watch?v=n-Z83cn9sck(47) ArcGIS StoryMaps，デレーチョにより直径 1～2インチのひょうが確認された例．
https://storymaps.arcgis.com/stories/f98352e2153b4865b
99ba53b86021b65(48) Wikipedia，2022 年 12 月に発生した冬の嵐．
https://en.wikipedia.org/wiki/December_2022_North_A
merican_winter_storm(49) 米国 NRC，冬の嵐によるデイビスベッセ発電所のcoralville-iowa-3-31-23-ap-jpg/image_2da3ec04-d097-

取水側水位低下，Event Number 56284．

11ed-9e9c-1710cc5911c1.html

https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/event-(38) KWQC，2023 年 3 月 31 日に発生した竜巻の被害状
況の例 3．

status/event/2022/20221227en.html#en56284(50) 米国 NRC，冬の嵐によるセーラム発電所の原子炉

https://www.kwqc.com/2023/04/05/nws-confirms-least-

自動トリップ，Event Number 56286．

23-tornadoes-march-31-storms/

https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/event-(39) CNN，デレーチョについて．
https://edition.cnn.com/2023/02/27/weather/derechodamaging-wind-event-xpn/index.html(40) Wikipedia，デレーチョの発生件数．
https://en.wikipedia.org/wiki/List_of_derecho_events(41) Wikipedia，2020 年 8 月 10 日に発生したデレーチョの移動経路．

status/event/2022/20221227en.html#en56286(51) You Tube，オハイオ州トリードの冬の嵐．
https://www.youtube.com/watch?v=9hFezhRvH9Q(52) CNN，エリー湖岸で家が湖水を被り部分的に凍結．
https://edition.cnn.com/2022/12/29/us/homes-iceblizzard-lake-erie-climate/index.html(53) You Tube，ミシガン湖に形成されるパンケーキ状の氷．

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https://www.youtube.com/watch?v=i1NdS0hbL0E(54) 米国国立気象局，ノーイースターとは．

266(65) You Tube，ノーイースターにより海が荒れている様子を示す動画．

https://www.weather.gov/safety/winter-noreaster

https://www.youtube.com/watch?v=UxCRgARFWag(55) Wikipedia，1888 年 3 月に発生したノーイースター(66) BOSTON，2023 年 3 月 14 日時点のノーイースター

について．

の状況．

https://en.wikipedia.org/wiki/Great_Blizzard_of_1888

https://www.boston.com/weather/weather/2023/03/14/ph(56) Wikipedia，1962 年 3 月に発生したノーイースター
について．

otos-march-noreaster-sweeps-through-massachusetts/(67) Weather Company，2023 年 3 月 15 日時点のノーイ

https://en.wikipedia.org/wiki/Ash_Wednesday_Storm_ofースターによる被害状況．

_1962

https://weather.com/news/news/2023-03-14-winter-(57) Wikipedia，1978 年 2 月に発生したノーイースターについて．
https://en.wikipedia.org/wiki/Northeastern_United_States_blizzard_of_1978(58) Wikipedia，1993 年 3 月に発生したノーイースターについて．
https://en.wikipedia.org/wiki/1993_Storm_of_the_Century(59) Wikipedia，2015 年 1 月に発生したノーイースターについて．
https://en.wikipedia.org/wiki/January_2015_North_Amer
ican_blizzard(60) CNN，2023 年 3 月 13 日に米国北東部で発生したノーイースターについて．
https://edition.cnn.com/2023/03/13/weather/noreasternortheast-snow-monday-wxn/index.html(61) Wikipedia，ヤンキーロー原子力発電所．
https://en.wikipedia.org/wiki/Yankee_Rowe_Nuclear_Po
wer_Station(62) 米国 NRC，ヤンキーロー原子力発電所の使用済燃料貯蔵施設の外部電源喪失等，Event Number
56410．
https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/eventstatus/event/2023/20230320en.html#en56410(63) CNN，2023 年 3 月 15 日時点のノーイースターの状況https://edition.cnn.com/2023/03/15/weather/noreasternortheast-snow-wednesday/index.html(64) MassLive，2023 年 3 月 15 日時点のノーイースター
による積雪量．
https://www.masslive.com/weather/2023/03/noreastersnowfall-totals-see-how-much-snow-fell-inmassachusetts.html

storm-sage-live-updates

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 C-1

267― 解説 ―
シビアアクシデント時の炉心燃料損傷，リロケーション
に関する総合効果試験
Integral Effect Tests on Core Fuel Damage and Relocation under Severe Accident Conditions
西田

浩二 (Koji Nishida)＊1

要約 本報告ではシビアアクシデント時の炉心燃料損傷，リロケーションに関する総合効果試験
である SFD 試験 1-4，LOFT 試験 LP-FP-2, Phebus 試験 FPT0 について解説した．更に，それらの試
験での被覆管温度，流路面積の測定値と MAAP5 コードの計算値の比較について解説した．試験体
系，熱水力条件の差により燃料被覆管の温度挙動は異なるが，被覆管温度の測定値はジルコニウ
ム-水発熱反応により急激に上昇し，その後，燃料のリロケーション等の影響を受けて変化する共通点がある．リロケーション後の分析結果からは，発熱長下端近くでは融点が比較的低いジルカ
ロイ燃料被覆管，制御材等がリロケーションし，その上方にウラン，ジルコニウム，酸素の混合物
がリロケーションして流路面積が小さくなる共通点がある．MAAP5 の計算値は被覆管温度の測定値を予測すると共に，これらの燃料のリロケーションを模擬し，流路面積の計算値は測定値の傾向を予測している．
キーワード

シビアアクシデント，炉心燃料損傷，リロケーション，ジルコニウム-水発熱反応

Abstract This paper reviews the SFD test 1-4, the LOFT test LP-FP-2 and the Phebus test FPT0, which areintegral effect tests for core fuel damage and relocation during severe accidents. Furthermore, a comparisonof the measured cladding temperature and flow area in those tests with the calculated values of the MAAP5code is discussed. Although the behavior of cladding temperature differs due to differences in test systems
and thermal-hydraulic conditions, there is a common characteristic in the measured cladding temperature,
which increases rapidly due to the Zirconium-water exothermic reaction and then changes under the influenceof fuel material relocation and other factors. Furthermore, the results of the post-examination show that
Zircaloy fuel cladding, control rods and other materials with relatively low melting points are relocated near
the lower end of the heated length, while the U-Zr-O mixture is relocated above it, resulting in a smaller flow
area. The MAAP5 can predict the cladding temperatures and simulate the relocation of these fuel materials,
and the calculated flow areas can predict the trend of the measured values
Keywords

severe accident, core fuel damage, relocation, Zirconium-water exothermic reaction

1. はじめに第一原子力発電所で SA が起きた．福島第一原子力発電所の事故以降，
国内外でSAの研究の重要性が再認識された．

1979 年に起きた米国のスリーマイル島原子力発電所 2SA の防止策，緩和策を検討するには，原子力プラント

号機（TMI-2）事故，1986 年に起きた旧ソ連のチェルノブの特性を把握すると共に，SA 時の現象を試験および解析

イリ原子力発電所事故により，1980～1990 年代はシビア

結果等で理解することが重要である．

アクシデント(SA)への関心が高まり，SA 研究が世界的に日本原子力学会「シビアアクシデント」研究専門委員会行われた．日本では旧日本原子力研究所及び旧原子力発電

では，福島第一原子力発電所 3 号機を対象に事故進展解析技術機構で SA の研究が実施されたが，1990 年代後半かの 主 に 熱 水 力 に 関 わ る 課 題 を PIRT(Phenomena

らは軽水炉は実証された技術であり，SA の発生確率が低

Identification Ranking Table)で検討し，燃料集合体の溶融開いという認識から SA 研究が減少した. 2011 年 3 月に福島
＊１（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

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268

始から原子炉圧力容器内の下部プレナムへのリロケーシ

燃料集合体内には燃料棒 28 本，制御棒 4 本の 32 本がョンの時間帯の解析結果が，原子炉圧力容器の損傷以降の正方配置され，発熱長は短尺の 1m である．試験では出力

事故進展にも大きく影響すると報告(1)している．

を増大させて燃料集合体内で燃料損傷，リロケーションさ

米国では，福島第一原子力発電所の SA 解析コードの結果を検討し，原子炉圧力容器内での炉心損傷，炉心溶融物せた．
システム圧力は TMI-2 事故時の圧力に近い高圧の約挙動に関する知識が不足していると報告 している．更に

7MPa であり，燃料被覆管のジルカロイ(Zry)中のジルコニ

福島第一原子力発電所 1 号機を対象とした SA 解析コード

ウム(Zr)と UO2 ペレットの接触が維持されやすくなるこ

MAAP と MELCOR の解析結果の差異と，炉心損傷，リロとから，UO2 よりも融点の低い U-Zr-O 混合物が生成され

(2)

(3)

ケーションに関連する解析モデルについても報告 してやすいと考えられる．出力の増大により燃料集合体内の水いる．

位が低下し，蒸気の発生量が小さくなることから，蒸気とSA の社会的影響を考えると，原子炉圧力容器内での炉Zr との発熱反応が抑制される蒸気枯渇条件での燃料集合

心燃料損傷，リロケーションの緩和策の検討が望まれる．

体損傷，リロケーションについての知見を得ることができ

INSS では，総合効果試験の被覆管温度，リロケーション

る．

による流路面積の変化を MAAP5 で検討すると共に，SA

LOFT 試験 LP-FP-2 は，OECD/NEA 傘下で米国アイダ

時の炉心燃料損傷，リロケーションの解明を進めている．

ホ国立工学研究所の試験炉で実施された LOFT シリーズ

本報告では SA 時の炉心燃料損傷，リロケーションに関試験のうち，核分裂生成物(FP: Fission Product）の発生・移する総合効果試験について解説する．更に総合効果試験に行を解明するために実施された 2 回目の試験である．

おける被覆管温度，流路面積の測定値と MAAP5 の計算値

LOFT 試験 LP-FP-2 は LOFT シリーズ試験の中で最も炉心の比較につても解説する．

損傷の大きな試験であるが，LOFT シリーズ試験が主にLOCA 等を研究対象としていたことから，LOFT 試験 LP-

2. 炉心損傷に関する総合効果試験

FP-2 も SFD 試験 1-4 と同様に SA 初期の損傷，リロケー
ションを模擬した試験である．

2.1 総合効果試験の概要

LOFT 試験 LP-FP-2 の特徴は，PWR システムの原子炉
圧力容器，加圧器，蒸気発生器等を模擬した体系で，燃料

米国 TMI-2 事故の当時，シビアアクシデント時の炉心

集合体 9 体から成る炉心で SA 時の炉心損傷，リロケーシ

燃料損傷に関する総合効果試験データは少なかった．

ョンについて検討したことである．燃料棒の発熱長は短尺

TMI-2 事故を契機として米国，欧州を中心に，SA の研究の 1.67m である．9 体の燃料集合体のうち，中央に配置すが本格的に開始され，炉心損傷，リロケーションを模擬しる燃料集合体の周囲に断熱材を設置して周囲への放熱をた炉内試験，炉外試験が実施された．これらの試験の概要

抑制し，中央の燃料集合体の損傷，リロケーションを促進

(4)

させた．

については西田 の報告がある．
TMI-2 事故後に実施された総合効果試験の中で，SFD 試
験 1-4 ，LOFT LP-FP-2 試験(5)，Phebus 試験 FPT0

(6)-(9)(10)-(13)

試験では定格圧力から原子炉容器内の冷却材を流出させ，沸騰遷移，燃料損傷，リロケーションを発生させる．

と TMI-2 事故の条件比較を表 1 に示す．これらの試験装そして炉心に注水して試験を終了させる．沸騰遷移発生後

置は実機 TMI-2 と比較すると燃料棒が短尺で，燃料棒とのシステム圧力は約 1.4MPa である．実機と比較して炉心制御棒の総本数が少なく，TMI-2 炉心と比較してサイズがサイズは小さいものの，崩壊熱による炉心の SA 事象を模小さい．更にシステム圧力条件は TMI-2 を包括しておら擬している．沸騰遷移から再冠水時までの燃料損傷，リロ

ず，SA 解析コードをこれらの試験で検証した上で，実機ケーションについて検討できること，更に PWR システム

炉心損傷，リロケーションについて明らかにする必要があと同様な機器構成であることから，SA 時の炉心損傷，リる．

ロケーションに及ぼす機器，配管構成が及ぼす影響につい

SFD（Severe Fuel Damage）試験 1-4 は，米国のアイダホて検討することができる．

国立工学研究所の PBF（Power Burst Facility）炉を用いた

フランスの Phebus 試験 FPT0 は，Phebus FP シリーズ試SFD シリーズ試験の４回目の試験である．SFD 試験 1-4 の験の 1 回目の試験である.1～4 回目までの試験（燃料集合

特徴は，PWR の小破断 LOCA に相当する高圧の約 7MPa

体の燃焼度，熱水力条件が異なる）
では健全な燃料集合体，

で，TMI-2 事故の初期を模擬し，燃料集合体の損傷，リロ

最後の 5 回目の試験ではデブリベッドの状態で試験が実ケーションが比較小さい．

施された．

INSS JOURNAL Vol . 30 2023 C-1

Phebus FP 試験の主な目的は，核分裂生成物の発生・移行や格納容器内でのエアロゾルの付着挙動を解明することであるが，燃料集合体の被覆管温度，リロケーション後の軸方向の質量分布も明らかにされている．

269

Zr-O 混合物を生成する反応である．MAAP5 にはこれらの化学反応モデルが組み込まれている．
MAAP5 では、重力による溶融物の下方向へのリロケー
ションを、液膜モデルと管内流モデルで計算(14)される。液Phebus 試験 FPT0 では，蒸気を燃料集合体の下方から供膜モデルでは，計算ノード内の燃料棒等の燃料の外表面の給している．燃料集合体には燃料棒が 20 本，制御棒が 1

溶融物のリロケーションを計算する．管内流モデルでは、本配置され，
発熱長は1mであり，試験体サイズは小さい．

ノード内を占める燃料の割合が大きい時，その隙間を通過

システム圧力は 0.2MPa と低いが，SA 晩期の溶融プール

する溶融物のリロケーションを計算する時に用いられる．

が形成される燃料集合体の損傷，リロケーションについて

更に，燃料棒等が Larson-Miller パラメータに基づき機械の試験結果を与えている．

的に破損すると判定し，リロケーションするモデルも組み

以上，SFD 試験 1-4，LOFT 試験 LP-FP-2，Phebus 試験

込まれている．SA 時には融点の低い Ag-In-Cd 制御材から

FPT0 試験の概要について報告した．以下では MAAP5 の溶融するが，MAAP5 では溶融した制御材がステンレス被概要とこれら総合効果試験の被覆管温度，流路面積の測定

覆管，ジルカロイ(Zry)案内管の温度が約 1500K までは管値と MAAP5 の計算値の比較について解説する．

内に留まると仮定(15)されている．

表１ SA 時の燃料損傷，リロケーションに関する総合効果試験と TMI-2 の条件比較

2.3 SFD試
試験1-4
SFD 試験 1-4(5)の試験体の横断面を図 1 に示す．試験体
は試験炉の炉内管(内径 155m)の中央に設置され，試験炉の核加熱により燃料損傷，リロケーションさせる．試験部の中央部には燃料集合体を配置している．燃料集合体は
28 本の Zry 被覆管の燃料棒，4 本の Zry 制御棒案内管内の制御棒(ステンレス被覆管，Ag-In-Cd 制御材)および Zry ラ
イナーをから構成される．燃料棒ピッチは 12.75mm である．燃料棒のうち 26 本は外径 9.5mm の照射燃料棒であり，2 本は外径 9.63mm の未照射燃料棒である．未照射燃
料棒には，温度を測定するための熱電対が被覆管の内面と燃料棒の中央に取付けられている．制御棒案内管の外径は12.24mm，内径は 11.43mm である．制御棒の外径は 9.7mm
であり，4 本の制御棒のうち，1 本の制御棒にも熱電対が

2.2

SA解
解析コードMAAP5のの概要

設けられている．

MAAP5 は米国 EPRI が所有する SA 解析コードで，軽水炉の SA 時の炉心損傷，リロケーション，原子炉圧力容器の破損，格納容器の破損，水素発生，核分裂生成物の発生，移行，環境への放出を評価できる．本報告では，原子炉圧力容器内での炉心損傷，リロケーションを対象として
おり，関連する主な解析モデル(14)-(15)を以下に示す．
炉心損傷，リロケーションに関わる重要な化学反応の一つにジルコニウム(Zr)-水発熱反応がある．この反応は被覆管温度が約 1500K 以上なると顕著になり，発熱を伴いながら高融点の ZrO2 と水素が生成される．もう一つは，
溶融 Zr と UO2 が反応し，UO2 よりも低融点で流動する U図 1 SFD 試験 1-4 の試験体の横断面

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試験はシステム圧力 7MPa で実施され，図 2 に示す様� � 6.61 � 10��に燃料集合体の出力を増大させることで，燃料集合体の水位が低下する．これにより燃料棒の被覆管温度が上昇
して燃料損傷，リロケーションが発生する．本試験は燃焼集合体への蒸気流量が少なく，所謂，蒸気枯渇条件で

270

.
�� �
�ｇ��.���
ｃ ｇ
�

(2)

ここで Tg はガス温度(K)，Tc は燃料被覆管温度(K)，Pは圧力(Pa)である．
MAAP5 の計算値Ⅰの計算値Ⅰによる被覆管温度は，1700K
による被覆管温度は，1700K 付近かの試験である．
MAAP5 の解析では，燃料集合体の半径方向を 1 ノー

ら温度上昇が鈍化し，測定値と計算値との差が大きくな

ド，発熱長方向を 10 ノードに分割した解析モデルを用いった．これは，燃料集合体の下部で，Zr-水発熱反応によた．MAAP5 の計算では，燃料集合体を囲む ZrO2 断熱

り水蒸気中の酸素が消費され，高さ 0.783ｍでは高さでは材，Zry サドル等の熱抵抗，燃料集合体からバイパス流

発熱反応に寄与できる酸素が不足したためと考えられる．
発熱反応に寄与できる酸素が不足したためと考えられ（水）への漏れ熱を考慮している．

る．
(2)式は水蒸気と水素の混合気体容器中に Zr 小試験片(2)式は水蒸気と水素の混合気体容器中に Zr 小試験片を置いて得られた試験データから導出され，燃料被覆管を置いて得られた試験データから導出され，燃料被覆管
表面で高さ方向の速度及び濃度境界層が発達した試験デ
表面で高さ方向の速度及び濃度境界層が発達した試験データから導かれた評価式ではない．今後，燃料集合体体ータから導かれた評価式ではない．今後，燃料集合体体系での発達した境界層でのデータが望まれる．
系での発達した境界層でのデータが望まれる．
Nishida ら(20)は燃料集合体での蒸気拡散が被覆管表面のNishida ら(20)は燃料集合体での蒸気拡散が被覆管表面の水素の濃度境界層により抑制されると考え，拡散抑制係
水素の濃度境界層により抑制されると考え，拡散抑制係
数 m を用いた(3)式を提案している．
数 m を用いた(3)式を提案している．
(3)
𝑀𝑀�� � � �

����
�

�

�

����� �

�(3)

計算値Ⅱ(20)は(3)式で拡散抑制係数を 0.1 とした時の被計算値Ⅱ(20)は(3)式で拡散抑制係数を 0.1 とした時の被覆管温度を示している．蒸気拡散が被覆管表面の水素の

図 2 燃料集合体の出力と水位

覆管温度を示している．蒸気拡散が被覆管表面の水素の濃度境界層により抑制されることを考慮することで，燃燃料棒の発熱長は 1m であり，被覆管温度は高さ方向

濃度境界層により抑制されることを考慮することで，燃料体集合体の高さ
0.783m での Zr-水発熱反応による被覆に 3 カ所で測定されている．発熱長上端に近い高さ料体集合体の高さ MAAP50.783m でのZr-水発熱反応による被覆
管温度の急上昇のによる予測性を向上できるこ

0.783m での被覆管温度の測定値と計算値を図 3 に示す．

管温度の急上昇の MAAP5 による予測性を向上できることがわかった．尚，(3)式は燃料集合体の下部の被覆管温

被覆管温度の測定値は約 1500K を超えると Zr-水発熱反とがわかった．尚，(3)式は燃料集合体の下部の被覆管温度の計算値にあまり影響を与えないことを確認している．

応により急激に高くなり，約 2000K で熱電対が損傷する度の計算値にあまり影響を与えないことを確認していことにより，指示値が消失している．

る．

MAAP5 の被覆管温度の計算値には 2 つの条件について示している．計算値Ⅰ(16)は，Zr-水発熱反応の評価に
Baker-Just 式(17)，燃料被覆管表面に向かう蒸気拡散速度は
熱散率に等しいと仮定した(1)式(18)で評価した．

𝑀𝑀�� � �

����
�

�

�

����� ��(1)

ここで D は蒸気拡散係数(m2/s)，ρ は混合密度(kg/m3)，
Sh はシャーウッド数(-)，L は特性距離(m)，YH2O は蒸気の質量率(-)である．
蒸気拡散係数 D は蒸気と水素の混合気体中の圧力と被覆管温度の影響を考慮した(2)式(19)で評価した．

図 3 燃料被覆管温度の測定値と計算値の比較
図 3 燃料被覆管温度の測定値と計算値の比較

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流路面積の測定値と MAAP5 の計算値を図 4 に示す．

271

流路面積の測定値は燃燃料集合体の下方で小さく，上測定値はリロケーション後に測定された局所の値であ方では発熱長上端に近づくほど大きくなっている．更る．計算値は 4000s の値であり，燃料棒の発熱長さ 1mに，リロケーション後の試験分析結果からは，高さ 0.1m

を 10 ノードに分割したノード平均の値である．

付近では融点が比較的低い Zry 燃料被覆管，制御材等が流路面積の測定値は燃料損傷，リロケーションによ主にリロケーションし，その上方に U-Zr-O の混合物がリり，一点鎖線で示す初期の流路面積より燃料集合体のロケーションする．MAAP5 の計算では，これらの燃料下方で小さく， 上方では発熱長上端に近づくほど大きのリロケーション，流路面積の測定値の傾向を予測してくなっている．更に，リロケーション後の分析結果かいる．

らは，高さ 0.1m 付近では融点が比較的低い Zry 燃料被覆管，制御材等が主に占めている．また，高さ 0.3m 付
近の流路面積が小さい高さでは U-Zr-O 混合物等がリ

2.4 LOFT試
試験LP-FP-2

ロケーションしている．更に，燃料集合体の上方ではLOFT 試験 LP-FP-2 (6)-(9)の機器・システム構成を図 5 に燃料棒が機械的に破損して，UO2 の一部もリロケーシ

示す．試験時には健全ループコールドレグ(ILCL: Intact

ョンしていると報告(5)されている.
図中に示す流路面積の計算値Ⅰ，計算値Ⅱは，燃料集合体の上部では初期値より余り大きくなっていない．
これは MAAP5 の計算では機械的な損傷が生じていな
いためである．MAAP5 の流路面積の計算値は測定値と良く一致はしていないが，融点が比較的低い Zry 燃料
被覆管，制御材等が最下方までリロケーションし．その上方に U-Zr-O 混合物等がリロケーションする測定値の傾向を予測している．

Loop Cold Leg)破断ライン，低圧注水システム(LPIS: Low
Pressure Injection System)ラインから原子炉圧力容器内の保有水をサプレッション容器に流出させさせる．更に，加圧器逃し弁(PORV: Power Operated Relief Valve)も用いて原子炉圧力容器内の保有水量を低下させ，沸騰遷移，
炉心損傷，
リロケーションを発生させる．
試験時の 1 次系圧力の変化を図 6 に示す．ILCP，LPIS,PORV から冷却材を流出させることで 1 次系の圧力は低下しており，被覆管最高温度を調整するために ILCP ライ
ンの開閉操作を行っている．

図 4 流路面積の測定値と計算値の比較
以上，圧力 7MPa，蒸気枯渇条件で実施された SFD 試
験 1-4 の燃料被覆管温度，流路面積の測定値と MAAP5解析から得られた知見について解説した．
被覆管温度の測定値は，約 1500K を超えると Zr-水発
熱反応により急激に高くなる．発熱長上端近くの
MAAP5 の被覆管温度の計算値は，燃料棒表面への蒸気拡散が水素の濃度境界層により抑制されると考えて Zr-水
反応熱を計算することで，測定値に近い結果となった．

図 5 LOFT 試験 LP-FP-2 の試験装置の構成

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272

周囲燃料体は，4 体の 15×15 配列の正方燃料集合体と 4 体の 12×12 配列の三角形状の燃料集合体から構成される.燃料棒の発熱長は 1.68ｍでああり，高さ 0.25m，0.69m，1.07ｍで熱電対により被覆管温度が計測された．
著者らが実施した LOFT 試験 LP-FP-2 の被覆管温度評価(21)に用いた MAAP5 解析モデルでは，中央燃料集合体を半径方向に 1 ノードで計算したが，本報告では，
燃料集合体内での被覆管温度及びリロケーションの差を確認するために図 7 に示す様に中央領域と外側領域の 2 ノードとし，周囲燃料集合体（8 体）に 1 ノードを与えた．軸方向は発熱長(1.68m)を 6 ノードに分割した．
中央燃料集合体を囲う ZrO2 断熱材は BWR のチャンネ
ルボックスのモデルを利用した．
図 6 １次系圧力の変化

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の比較を図 8 に示す．被覆管温度の測定値は沸LOFT 試験 LP-FP-2 における炉心の横断面を図 7 に

騰遷移後に上昇し，Zr-水発熱反応が顕著になる 1500K

示す．図中に示す中央燃料集合体は 11×11 配列であり，付近から急激に高くなる．その後，被覆管温度の測定

Zry 制御棒案内管(外径 13.84mm，内径 12.98mm)，ステ

値は燃料のリロケーションにより変動し，再冠水時にンレス製被覆管(厚さ 0.51mm)を持つ Ag-In-Cd 制御棒

Zr-水発熱反応が促進することより被覆管温度は一時(外径 10.7mm)，中性子計測管，Zry 被覆管(厚さ 0.67mm)，

的に上昇し，リウェットして急低下する．

および UO2 燃料棒(外径 10.7mm)から構成される．外周

被覆管温度の MAAP5 の計算値は，内側領域と外側領2 層の燃料棒領域に ZrO2 断熱材を設けることにより，域で大きな差はなく，沸騰遷発生時刻，その後の被覆管

径方向の放熱を抑制して，中央燃料集合体の損傷，リ

温度の上昇を予測している．発熱反応による急激な温度

ロケーションを促進させる．

上昇は測定値よりも若干遅く，燃料のリロケーションによる温度変動は小さいが，再冠水時の直前までの被覆管
温度挙動をほぼ予測している．
MAAP5 には膜沸騰熱伝達，クエンチフロント，リウ
ェットのモデルが組み込まれていない．本計算では注水流量を調整することで再冠水時の被覆管温度挙動を予測できるかを検討している．図 8 からわかる様に，冠水時の注水流量を調整することで，再冠水時の一時的な被覆
管温度の急上昇，リウェット時の低下を予測できた．

図7

炉心と中央燃料集合体の構成

図 8 燃料被覆管温度の測定値と計算値の比較

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流路面積の測定値と MAAP5 の計算値との比較を図 9に示す．測定値は燃料損傷，リロケーション後に測定され273低下する．MAAP5 はこの時の被覆管温度の測定値をリウ
ェットを除きほぼ予測している．

た局所の値である．計算値は 2000s の値であり，燃料棒のLOFT 試験 LP-FP-2 の流路面積の測定値は，SDF 試験 1-

発熱長さ 1.67m を 6 ノードに分割したノード平均の値で4 と同様に燃燃料集合体の下方で小さく，上方では発熱長ある．

上端に近づくほど大きくなっている．更に，燃料損傷，リ

流路面積の測定値は燃料損傷，リロケーションにより，ロケーション後の分析結果からは，発熱長下端近くでは融一点鎖線で示す初期の流路面積より燃料集合体の下方で点が比較的低い Zry 燃料被覆管，制御材等が主に占めてい小さく，上方では大きく，更に加熱長上端に向かうほど大る．MAAP5 の流路面積の計算値は測定値の傾向を予測し

きくなる．

ている．

高さ0.2m付近では，融点が比較的低いZry 燃料被覆管，制御材等が主にリロケーションしたことにより流路面積

2.5 Phebus試試験FPT0が小さくなっている．また，高さ 0.45m 付近では，U-ZrO 混合物等がリロケーションしたことにより流路面積が小さくなっている.

Phebus 試験 FPT0(10)-(13)の試験体の横断面を図 10 示す．
試験体は Phebus 試験炉の中央部に設置され，燃料集合

図中に示す流路面積の MAAP5 の計算値は，最上端では体，断熱材，シュラウド等から構成される．燃料集合体

燃料棒が機械的に損傷しないために流路面積の変化はあには下方から蒸気が供給され，システム圧力は 0.2MPa

まりない．最上端の計算ノードを除くと，燃料集合体の下である．燃料集合体には外径 9.5mm の燃料棒が 20 本，

方で初期より小さく，上方で大きくなる傾向を予測してい制御棒案内管(外径 12.1 mm，内径 11.3 mm)の Ag-In-Cd

る．更に，最下端の計算ノードには融点の低い Zry 燃料被制御棒(外径 9.7 mm)が 1 本配置されている．燃料棒のピ

覆管，制御材等が主にリロケーションし，下端から 2 番目

ッチは 12.6mm である．燃料集合体は，保護層，内側との計算ノードには U-Zr-O 混合物等がリロケーションして外側の断熱材，スリーブ，2 つの隙間からなるシュラウ

おり，燃料のリロケーションの挙動をほぼ予測している．

ドで囲まれた．蒸気が充満した隙間は，試験用バンドルからの熱損失低減の効果を高める．更に，シュラウドの周囲は圧力管で囲まれている．圧力管の外周面は，圧力管と炉内管の間で水によって冷却されている．
MAAP5 解析では，図に示す様に燃料集合体を半径方
向に中央領域と外側領域の 2 ノードに分割し，発熱長は高さ方向に 10 ノードに分割した解析モデルを用いた．計算では，燃料集合体を囲むシュラウド等の熱抵抗，燃料集合体から炉内管と圧力管の間を流れる水への漏れ熱を考慮している．

図 9 流路面積の測定値と計算値の比較
以上，PWR システム体系で SA 初期の炉心損傷，リロ
ケーションを模擬した LOFT 試験 LP-FP-2 と MAAP5 解析から得られた知見について解説した．
被覆管温度の測定値は沸騰遷移後に上昇し，Zr-水発熱反応が顕著になる 1500K 付近から急激に高くなる．その後，被覆管温度の測定値は燃料のリロケーションにより変動し，再冠水時に被覆管の発熱反応が促進することより被覆管温度は一時的に上昇し，リウェットすることで急激に
図 10 Phebus 試験体の横断面

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Phebus 試験 FPT0 は、SA の燃料損傷，リロケーションの晩期を模擬した試験である．燃料集合体の出力と蒸気流

274

第 2 のピークでは反応に寄与できる Zr が不足するためと考える．

量を図 11 に示す．試験開始から 10140s までが準備フェー

MAAP5 の計算値は第 1 ピークの被覆管温度の測定値ズであり，計測系の校正等を実施した．10140s からが加熱を過大評価，第 2 ピークの被覆管温度の測定値を過大評

フェーズであり，燃料体出力と蒸気流量を増大させる．こ価するが，燃料体出力の増大，蒸気流量の増大，減少時のフェーズで，燃料損傷，リロケーションを促進させ，溶の被覆管温度の測定値をほぼ予測している融プールを形成させる．

図 12 燃料被覆管温度の測定値と計算値の比較
図 11 燃料集合体の出力と蒸気流量

Phebus 試験 FPT0 では，燃料損傷，リロケーション後の軸方向の質量分布の測定結果が示されているが，流路

高さ 0.8m における燃料集合体の内側領域の被覆管温面積の分布は示されていない．本報告では Phebus 試験

度の測定値と MAAP5 の計算値との比較を図 12 に示す．

FPT0 後に撮影された横断面写真(13)から流路面積を評価

加熱フェーズに入って燃料集合体の出力を増大させるこ

し，MAAP5 の計算値と比較する．写真は高さが異なる 5とにより被覆管温度は上昇する．更に蒸気流量の増大に横断面で撮影されている．燃料集合体の上方の 2 断面はより Zr-水反応が促進されるために，被覆管温度の測定値

流路と燃料材料の境界が明確でないことから，下方の 0.1

は 1500K 付近から急上昇し，第 1 のピーク値に達する．

～0.3m の 3 断面について比較する．

溶融した高温の燃料がリロケーションすることにより，流路面積の写真(13)からの評価値（測定値）と MAAP5

一旦は被覆管温度が若干低下するものの，蒸気流量を減の計算値との比較を図 13 に示す．高さ 0.1m，0.2m では

少させながら出力を更の増大することにより，再び被覆

溶融プールが形成され，燃料集合体の横断面の大部分を

管温度は上昇して第 2 のピーク値に達する．その後，リ燃料が閉めるために流路面積の測定値は小さくなる．そロケーションにより再び被覆管温度は低下し，ほぼ一定の上方の 0.3m ではシュラウド壁近傍に燃料が残っているの被覆管温度を示した後，燃料集合体出力を急減するこ

ものの，燃料集合体の中央部は大きな空間が占めるためとで急激に低下する．

に，流路面積の測定値は一点鎖線で示す初期値よりも大図中には Zr-水発熱反応を Baker-Just 式 で評価した被(17)きくなっている．

覆管温度の計算値 と Urbanic-Heidrick 式 で評価した計図中には Zr-水発熱反応を Baker-Just 式，Urbanic-

算値を示している．Baker-Just 式は Zr-水反応を高温領域

Heidrick 式で評価した流路面積の MAAP5 の計算値を示

で過大評価することが知られており，燃料集合体の出力している．両計算は高さ 0.4m より下方で初期の流路面積と蒸気流量の増大による最初の被覆管温度の第 1 のピー

より小さく，高さ 0.5m より上方で初期の流路面積が大きク値を Urbanic-Heidrick 式よりも過大評価した．両式によくなっている．溶融プールが形成されている高さから流る被覆管温度の計算値は測定値で見られる第 2 の急激な路面積が急激に大きくなる高さは測定値が 0.2～0.3m で増大はみられない．MAAP5 の計算では，被覆管温度のあるのに対して，計算値では 0.4～0.5m であり，高さは第 1 のピークで Zr-水反応で Zr の消費量を過大評価し，若干異なるが，燃料集合体の下方で流路面積が小さくな

(22)

(23)

る傾向を予測している．

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275

Zr-水発熱反応を Baker-Just 式と Urbanic-Heidrick 式で評値は燃料集合体の下方で小さく，上方では発熱長上価した場合を比較すると，Urbanic-Heidrick 式の方が燃料端に近づくほど大きくなっている．更に，リロケー

集合体の上方と下方の流路面積差を大きく評価し，測定ション後の分析結果からは，発熱長下端近くでは融値に近い流路面積を予測することがわかる．

点が比較的低い Zry 燃料被覆管，制御材等がリロケ
ーション，その上方に U-Zr-O 混合物がリロケーシ
ョンして流路面積が小さくなる．MAAP5 の計算では，これらの燃料のリロケーションを模擬し，流路面積の計算値は測定値の傾向を予測している．
(2) LOFT 試験 LP-FP-2 の被覆管温度の測定値は沸騰遷移後に上昇し，Zr-水発熱反応が顕著になる 1500K
付近から急激に高くなる．その後，被覆管温度の測定値は燃料のリロケーションにより変動し，再冠水
時に Zr-水発熱反応が促進することより被覆管温度は一時的に上昇し，リウェットすることで急激に低下する．MAAP5 はこの時の被覆管温度の測定値をほぼ予測している．流路面積の測定値は，SDF 試

図 13 流路面積の測定値と計算値の比較
以上，SA 時の燃料損傷，リロケーションの晩期を模擬した Phebus 試験 FPT0 の被覆管温度，流路面積の測定
値と MAAP5 の計算値の比較について解説した．
Phebus 試験 FPT0 の被覆管温度の測定値は，1500K 付
近から急上昇し，燃料集合体の出力の増大，蒸気流量の増大，減少時の燃料のリロケーション等により変動す
る．MAAP5 の被覆管温度の計算値は測定値をほぼ予測している．
MAAP5 の流路面積の計算値は，溶融プールが形成されている高さから流路面積が急激に大きくなる高さの予測が若干異なるが，燃料集合体の下方で流路面積が小さくなる傾向を予測している．

3. おわり
本報告では SA 時の炉心燃料損傷，リロケーションに関する総合効果試験である SFD 試験 1-4，LOFT 試験 LP-FP2，Phebus 試験 FPT0 について解説した．更に，それらの試験での被覆管温度，流路面積の測定値と MAAP5 の計算値の比較について解説した．主な知見を以下に示す．
(1) SFD 試験 1-4 の被覆管温度の測定値は，約 1500K
を超えると Zr-水発熱反応により急激に高くなる．
発熱長上端近くの MAAP5 の被覆管温度の計算値
は，燃料棒表面への蒸気拡散が水素の濃度境界層により抑制されると考えて Zr-水反応熱を計算することで，測定値に近い結果となった．流路面積の測定

験 1-4 と同様に燃燃料集合体の下方で小さく，上方では発熱長上端に近づくほど大きくなっている．
MAAP5 の流路面積の計算値は測定値の傾向を予測している．
(3) Phebus 試験 FPT0 の被覆管温度の測定値は，1500K
付近から急上昇し，燃料集合体の出力の増大，蒸気流量の増大，減少時の燃料のリロケーション等により変動する．MAAP5 の被覆管温度の計算値は測定値をほぼ予測している．流路面積の MAAP5 の計算
値は，溶融プールが形成されている高さから流路面積が急激に大きくなる高さの予測が若干異なるが，燃料集合体の下方で流路面積が小さくなる傾向を予測している．
(4) SFD 試験 1-4，LOFT 試験 LP-FP-2，Phebus 試験
FPT0 の燃料被覆管の温度挙動は試験体系，熱水力条件の差により異なるが，被覆管温度の測定値はジ
Zr-水発熱反応により急激に上昇し，その後，燃料のリロケーション等の影響を受けて変化する共通点がある．また，発熱長下端近くでは融点が比較的低い Zry 燃料被覆管，制御材等がリロケーション，その上方に U-Zr-O 混合物がリロケーションして流路面積が小さくなる．MAAP5 の計算値は被覆管温度の測定値を予測すると共に，これらの燃料のリロケーションを模擬し，流路面積の計算値は測定値の傾向を予測している．

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