212●第 5 編研究委員会活動

2

原子力研究委員会

2.1

設置経緯

世界で原子炉が初めて運転されたのは，1942（昭和 17）年 12 月の米国シカゴの CP-1 炉である

それらの延長線上の技術として，比較的容易に取り組むことができた。

が，以来，欧米では原子力工業が驚異的に発達し，本委員会は，発足当初から科学技術庁，その他

原子力の平和利用が着々と成功しつつあった。

の官庁，民間会社，大学・中立研究機関の協力の終戦以来，原子力研究をすべて禁止されていた

もとに，この技術分野の谷間を埋める役割を果た

わが国は，1951（昭和 26）年の日米講和条約締結すことができた。研究テーマも，当初は国産 1 号がきっかけとなって，1955（昭和 30）年に原子力

炉 JRR-3，東海 1 号発電炉，動力試験炉 JPDR など

基本法及び原子力委員会設置法が公布され，1956

まったく設計の異なった原子炉が相次いで国内に（昭和 31）年 1 月に原子力委員会が発足してから，建設されることになったため，各種材料すなわち，

原子力平和利用開発体制は急速に整備されるよう

アルミニウム，ステンレス鋼，マグノックス，ジになった。初の原子力予算がついたのは 1954（昭ルカロイ，厚鋼板，高張力鋼などの溶接の問題を

和 29）年であり，また日本原子力研究所法案が制数年にわたって取り上げた。

定公布されたのが 1956（昭和 31）年 5 月のことである。

その頃，日本機械学会では，主として原子力圧
力容器の設計，解析の問題を扱う委員会が約 3 年

このような国内情勢を踏まえ，日本溶接協会内

にわたって続けられ，本委員会と共存の形で互いに原子力研究委員会を設立しようという気運が盛に協力した。しかし，同委員会の解散後，同学会り上がり，木原博会長を中心に，1956（昭和 31）

側で活躍した有志を本委員会に迎え入れるととも

年 8 月に準備委員会を設けた。前後 6 回の会合をに，原子力機器の材料，設計，施工，検査にわた

重ね，1957（昭和 32）年 3 月 8 日，本郷学士会館

り，広い分野の問題を取り上げることとした。

において第 1 回の原子力研究委員会（以下，本委

このような経過をたどって，本委員会は原子力員会）が開催され，会則，予算案が承認され，役機器の材料，設計，施工及び検査に関し，わが国員が選出された。

全体の技術レベルを向上させるとともに，高度の巨大科学の一つである原子力の分野では，多く技術をさらに高揚することを目的に委員会活動をの科学技術分野の集大成によって初めて成果が上行ってきた。具体的な活動としては，種々の技術

げられるものである。原子力開発の初期において，調査，試験研究の受託であり，科学技術庁その他

わが国は多くの分野の基礎的技術を欧米から学ん機関からの委託費，補助金を受けて共同研究を行だが，下地としてすでに製鉄，造船，重機械工業

うことによって，基礎となる溶接技術などの確立などの力強い技術が存在したため，原子力開発はに貢献することが本委員会の大きな仕事となって

2.

いる。

原子力研究委員会

213

燃料開発事業団（現：核燃料サイクル開発機構）

なお，委託，補助は，当初は科学技術庁関係のみであったが，後には原子力研究所，動力炉・核になり，1985（昭和 60）年頃からは電力会社からも委託を受けている。

2.2 組織と運営

本委員会は団体及び個人会員より構成されてい当協会内に別に組織される臨時専門委員会に設ける。団体会員は当初 35 事業所であったが，その後られた原子力委託関係小委員会によって取り扱わ年々増加し，1975（昭和 50）年には 61 事業所を数れた。

えた。その後減少し，1998（平成 10）年現在では
36 事業所となっている。

1987（昭和 62）年 3 月 8 日，本委員会は創設以来満30年を迎えることになり，30周年記念事業が体制としては委員長，副委員長，幹事及び監事

団体会員の賛助を得て企画され，同年 3 月 11 日にを置き，委員会の円滑な運営を図っている。発足

私学会館において，記念誌の配付並びに本委員会

当初は本委員会のみの組織で研究活動を行っていに貢献された方々を表彰する式典が催された。こたが，1960（昭和 35）年 4 月から研究分野ごとにれを期に，本委員会委員長は矢川元基（東京大学）

小委員会を設けて実行に移すことになり，以来，に引き継がれ，現在に至っている。

研究活動は各小委員会で推進されてきている。
研究テーマごとに設けられた小委員会には，主査（副主査）及び幹事が置かれ，中立研究機関の研究者，団体会員の研究者などの委員で小委員会を組織し，試験研究活動が実施されてきた。発足
以来現在までの研究活動及び小委員会の変遷を，
表 2.1（次ページ）に示す。
1957（昭和 32）年の発足当初，試験研究の実施

原子力研究委員会の歴代役員は，次のとおりである。
1956（昭和31）年8月 原子力研究委員会準備会
委員長：木原 博
1957（昭和32）年3月 原子力研究委員会設立初
代委貝長：木原 博
1960（昭和 35）年 8 月 第二代委員長：橋本宇一
1970（昭和 45）年 7 月 第三代委員長：安藤良夫

期間はほぼ 1 年間で終了したが，研究テーマに1988（昭和 63）年 5 月 第四代委員長：矢川元基

よっては長期にわたる内容も多くなってきた。近

歴代副委員長

年では，表 2.1 に示す FME 小委員会のように，10

橋口隆吉，鈴木春義，多田正文，長谷川正義，

年を超える研究も実施している。

大内田

なお，研究課題の性質により，あるいは緊急を要する重要な課題で，特定の機関から委託された

久，安藤良夫，伊藤伍郎，稲垣道夫，

市野市郎，有井満，友野勝也，林喬雄，

峰松昭義（現：副委員長）

技術調査・開発研究などで必要が生じた場合は，

2.3

活動状況

2.3.1 初期における試験・研究

最初に科学技術庁の原子力平和利用委託研究とわが国の原子力研究が開始された時期に本委員

して「原子炉及びその付属装置に必要なアルミニ会が発足し，研究炉，実験炉などの材料の溶接を

ウム及び不銹鋼の溶接施工並びに検査に関する試

中心に試験・研究を行った。

験研究」（Al，不銹鋼関係）を，1957（昭和32）年〜

214●第 5 編研究委員会活動表2.1

原子力研究委員会小委員会の変遷

1956
1957
1958

超厚板クラッドの溶接

1959
1960
1961

Zr，Mg合金の溶接

溶
接
施
工

35HT

ボロン鋼の溶接

36HT

非
破
壊
検
査

1962
1963
1964

▼原子力研究委員会
設立▼原研設立

Al 不銹鋼の溶接，検査

37NDT

伸縮継手 EJ

38NDT

溶接施工 WS

1965

放射線検査 FI

1966

6PCF

1967
1968

クラッドの
割れ防止 SCS

1969

▼動燃設立

7PCF
溶接施工指針FBR-FM

8PCF

破壊靭性 9BB

1970

構造設計 FDP

1971

疲労

構
造
設
計
2UB

破
壊
靭
性

1973
1974

44FRW

45SIP

2FDP

1972

1975

疲
労
設
計

検査 42NDT

46SIP

47SIP

3UB

5SS
6SS

47SPN

48SPN

4UB

S
C
C

46FNA

HSST
調査
研究

49SPN

ISI評価

ISI

50PFW

ク
リ
ー
プ
疲
労
設
計

48FCI

ナ
ト
リ
ウ
ム
環
境
効
果

47FNA

高
速
炉
の
溶
接
施
工

45FRW

46FRW

47FRW

48FNA

49FCI

49FNA

50FCI

50FNA

▼原子力調査団
(米国)

2.

1977

疲
労
設
計

7SS 7HST

FRC79

1979
疲
労
設
計

9HST

FRC80

0TS

1981

破
FRC81 壊
靭
性

1TS

1982

TFC82

2TS

1980

1983
1984

TFC83

疲
労
設
計

TFC84

1985

3DF
破
壊
靭
性

TFC85

2LE

1989

3LE

1990

4LE

1991

1993

ス
テ
ン
レ
ス
疲
労
強
度

1994
1995
1996
1997 疲
1998

労
の
評
価

径
年
劣
化

56ESJ

5DF

60SPN

溶
接
施
工

設工認
57ESJ 基準
MCS

ク
リ
ー
プ
疲
労

EPI

J
M
T
R
配
管

JMN

中
性
子
脆
化

EFS

非
破
壊
検
査

55FWP

56FWP

57FWP

58FCC

58SPN

59SPN

54FWP

LBB
FPF

58FWS
施
工
法
の
確
立

59FCC

60FCC

極
厚
鍛
CRP
61FCC 鋼
の
溶
接
FCCⅡ
ク
・
リ (I)
検
ー
査
プ FCCⅡ
疲F
労 (II)F・W
進 FCCⅢ・
展 (III)
F
F
N
FSD
核
融
合
CRP 設
計
指
針

59FWS

60FWS
FFW
(I)
材
料
FFW 開
発
(II)
・
性
FFW 能
(III) 試
験
FFW
(IV)

SPNⅡ

55FNW

58FNE

59FNE

60FNE

53P-FCI
54P ▼原子力技術ﾌｫｰﾗﾑ(ブラジル，アルゼンチン)-FCI▼原子力技術ﾌｫｰﾗﾑ(フィリピン，シンガポール) (インド，タイ)

56FNW A 56FAET
E
法の
57FNW 確 57FAET
立

検
査
方
法
の
確
立
60F
SG

52P-FCI▼原子力技術ﾌｫｰﾗﾑ(中国)▼FBR調査団(欧州，米国)▼SMiRT調査団(米国)

58FAET
検査
59FAET に
関
す
る
調
査

59AVE

60AVE

61FSG

62FSG

63FSG

FNC

ハステロイXR継手
HWS

90FME

91FME
9Cr
316
FR
評
価

-

1992

57SPN

中
性
子
脆
化

非
均
質
材
EFW 料

ス
テ
ン
レ
ス
継
手
評
価

56SPN

55ESJ

52FAE クリー
53WQF 53FAE プ
疲
A
労
E
設
54FNW 検 54FAE 計
査
52WQF

N評
D価
53PFW I 調
査
-BG

)

1988

55SPN

溶
接
部
強
度
評
価

215

コンポネント設計
51FAE
51PFW-CG

52PFW 溶 品
-BG
接質

53PFW
-AG
54ESJ

54SPN

51PFW
-BG

補
修
溶
接
法

52PFW
-AG

(

LE

53SPN

4DF

1986
1987

52SPN

51PFW
-AG

)

破
壊 8HST
靭
性

8AFC

1978

高
温
強
度
性
能
の
確
認

51SPN

6SS

(

6AFC
S
C
C
7AFC

1976

原子力研究委員会

92FME

93FME

94FME

95FME

FDE

確
率
論
的
破
壊
力
学

PFM

96FME

97FME

98FME

国
際
研
究
連
絡

▼第1回ワークショップ(韓国)▼第2回ワークショップ
(日本)

216

●第 5 編研究委員会活動

1958（昭和 33）年の両年にわたって実施した。

子炉圧力容器の実用的な構造設計の指針を確立す

1958（昭和 33）年度には「原子炉用超厚板及びクるための委員会にも，本委員会のかなりの委員がラッド鋼の溶接に関する研究」（超厚板，クラッド

参加している。

鋼関係）を実施した。この研究では炭酸ガス冷却

本委員会では他と重複するテーマを避け，「原子のコルダホール型原子炉圧力容器に使用されたコ

炉圧力容器用超厚板ASTM A302B鋼の溶接加工に

ルタフ28に相当する国産の85mm厚細粒鋼板と軽関する試験研究」（WS 小委員会，1964（昭和 39）

水冷却型原子炉（軽水炉）圧力容器のステンレス年度）においては，国産 A302B 鋼の 250mm 厚鋼

クラッド鋼の溶接施工法並びに試験方法に関する板について溶接施工法の確立を目的とした試験研

諸問題を取り扱った。

究を実施した。

また，1959（昭和 34）年度には「原子炉用ジル

また，「原子炉圧力容器の製造熱履歴による脆化

コニウム及びマグネシウム合金の溶接に関する研並びにノズル取付部の放射線検査に関する試験研

究」（Zr，Mg 合金関係）を行い，主として炭酸ガ究」（FI 小委員会，1965（昭和 40）年度）におい

ス冷却型及び軽水冷却型の動力炉におけるマグネては，原子炉圧力容器の高度の安全性，成形･加シウム及びジルコニウム合金の燃料被覆材に関す工などの製造履歴による影響の把握を目的としたる溶接施工と検査について基礎資料を提供した。

各種試験研究が行われた。

1960（昭和 35）年度に「原子炉用高張力鋼の溶原子炉構造物の検査技術に関する試験研究とし接に関する研究」（HT小委員会），引き続いて1961ては，「原子炉構造用鋼溶接部検査技術に関する試（昭和 36）年度に「原子炉用厚板高張力鋼の溶接

験研究」（NDT 小委員会）が 1962（昭和 37）年度に関する研究」（HT 小委員会）が，科学技術庁のに実施され，継手に欠陥を作製することから，各委託を受けて実施された。前者では，有望な数種

種放射線検査装置の透過検査における欠陥識別度，の国産高張力鋼を特に原子炉用として試作し，溶

超音波探傷における欠陥検出度などについて検討

接施工及び溶接部の総合的試験研究が行われた。

された。

また後者では，板厚 100mm の Mn-Mo-Ni 系を基調

さらに，これに引き続いて 1963（昭和 38）年度としたいくつかの低合金鋼板が選ばれ，溶接性，には「原子炉構造用鋼溶接部の非破壊検査像とそ

溶接施工法，継手性能が検討された。

の機械的強度との関連性に関する試験研究」

試作された原子炉用高張力鋼板は，ASTM 規格（NDT 小委員会）において，非破壊検査及び各種の A302B 鋼をベースとしたもので，原子炉用とし強度試験を含めた基礎的な研究が行われた。

て米国で実績があり，A302B 鋼が「原子炉圧力容器構造用鋼板」と呼称されるようになった。
その他，原子炉用制御棒，遮蔽材に使用するボロン炭素鋼及びボロンステンレス鋼の溶接施工基

以上のように，1965（昭和 40）年頃までは研究
炉及び実験炉並びに実用炉の開発初期における原子炉構造用材料の溶接に関する研究が精力的に行われた。

準の確立を目的とした「原子炉用ボロン鋼の溶接に関する試験研究」（ボロン鋼関係），原子炉圧力2.3.2

バウンダリ系以外の構造機器及び配管系の構造要

1963（昭和 38）年には ASME（米国機械学会）素として使用される伸縮継手（エクスパンショ

より，ボイラ及び圧力容器規格（以下 ASME コー

ン・ジョイント又はベローズ）の成形及び実用上

ド），S e c . Ⅲ，原子炉圧力容器の構造設計規格の問題点を解明することを目的とした「原子炉用（1963 年版）が発行された。この構造規格は解析

伸縮継手の構造設計と溶接施工に関する研究（EJ

による設計であり，従来を一新して，大幅に進歩

小委員会）が，それぞれ 1961（昭和 36）年及びした考え方に基づいている。

1962（昭和 37）年度に実施されている。

軽水炉実用化時期での試験研究

1969（昭和 44）年には，米国規格「原子炉配管

日本鉄鋼協会内に設けられた「鉄鋼の照射試験系に関する構造設計規格」（USAS B31.7）が制定

研究委員会」（1963（昭和 38）年度から 1965（昭された。なお，1971（昭和46）年には両者がASME和 40）年度）に当協会は協力し，関係者が共同研

コード Sec. Ⅲに統合された。

究に積極的に参画した。また，日本機械学会の原

わが国においては，この種の構造設計，製作，

2.

原子力研究委員会

217

検査などに関する技術基準の検討，作成が広く要性破壊試験を行い，原子炉耐圧部の脆性き裂伝播

望される状況にあった。本委員会においても原子停止条件を判定する評価基準について検討した。

炉圧力容器，配管などの構造設計基準に関連した

米国原子力委員会は，HSST 計画（超厚鋼材の試験研究が，1966（昭和 41）年から 1980（昭和 55）

技術計画）によって得られつつあった研究成果や，年頃までの約 15 年間にわたって実施された。

破壊力学的な解析に基づく多くの研究資料を取り

原子炉圧力容器及び配管などの疲労強度安全性

入れ，米国連邦規定 10 CFR 50 Appendix G に破壊に関する研究として，1966（昭和 41）年度から 3

靭性値の要求に関する条項が設けられ，1972（昭年間「原子炉の一次冷却系配管の構造設計基準に

和 47）年 6 月に ASME コード Sec. Ⅲ（1971（昭和関する試験研究」（PCF 小委員会）を実施した。低46）年に大幅な改訂）の Summer Addenda によるサイクル疲労破壊防止設計法の確立を目的として，

改正及びAppendix Gの追加があった。これには構A302B 鋼及び SUS304 ステンレス鋼並びにそれら

造材料の選択に当たって，仮想欠陥による破壊力の溶接継手を用いて，低サイクル疲労強度に及ぼ学的な解析と，使用温度における材料の参照破壊す種々の影響因子について検討した。

靭性値（KIR）の関係が明示された。

構造設計基準に関する研究としては「原子炉のこのような状況にあった 1972（昭和 47）年 5 月

一次配管系の構造設計基準に関する試験研究」
が，に，「原子炉耐圧部の不安定破壊に対する安全基準

1970 〜 1972（昭和 45 〜 47）年にかけて実施され，に関する試験研究」（UB 小委員会）を取り上げ，3

この中で 2 つのテーマが扱われた。一つは SIP 小

年間の試験研究を実施した。格納容器は不安定破委員会で「配管要素の静応力指数，撓み係数解析

壊を防止する上で破壊発生条件あるいは停止条件

に関する研究」（1970（昭和 45）年度），「配管要のいずれかによるべきか，想定する妥当な欠陥寸

素のピーク応力指数に関する研究」（1971（昭和法，荷重条件などを明確にすることなどの必要性

46）年度）「応力指数及びラチェット変形に関するが試験研究によって結論された。

研究」（1972（昭和 47）年度）が取り上げられた。

また，同試験研究では原子炉一次系配管の不安

他の一つは，FDP 小委員会で「原子炉配管継手

定延性破壊に関して，原子炉一次配管系にき裂がにおける溶接欠陥が疲労応力指数に及ぼす影響に発生伝播する場合の破壊力学的条件について検討

関する研究」（1970（昭和 45），1971（昭和 46）年

し，安全性評価のために有効な基礎資料を得た。

度）が実施された。

1977（昭和 52）年度には「原子炉圧力容器用超米国原子力委員会は 1967（昭和 42）年に発表し厚鋼材の安全性に関する試験研究」（HST 小委員

た「原子力発電所建設認可のための一般設計基準」

会）が，3 年計画で開始された。原子炉の大型化に及び「ASME 規格に対する補足規制基準」におい

伴って肉厚が超厚板化することに対処するため，て，原子炉耐圧部における急速伝播型の破壊確率

厚さ250〜300mmの原子炉構造用鋼並びに溶接継を最小にするように要求し，V シャルピー衝撃試

手部の破壊靭性値の把握と前出の KIR の妥当性の験による上部棚吸収エネルギーにまで及ぶ材料の検討並びに静的破壊靭性，動的破壊靭性，脆性き切欠靭性を考慮するよう指示した。これは，従来

裂伝播停止靭性に関する各破壊靭性の評価試験方からの Pellini の破壊解析線図（FAD）に基づく遷法の確立に資することを目的として試験研究を実

移温度のみを基準としていた考え方に，問題を投施した。

げかけるものであった。そこで，この規制の妥当

発電用原子炉の実用化が着実に進展した 1965

性を検討することを目的として，「原子炉耐圧部の（昭和 40）年代に，いくつかの原子力施設におい

脆性破壊伝播防止に関する試験研究」（9BB 小委て損傷事故が経験された。その一つは，国内外の員会）を 1969（昭和 44）年度に実施した。

軽水冷却型原子炉のステンレス鋼肉盛クラッドあ本試験研究では，原子炉圧力容器用鋼である

るいはステンレス鋼溶接継手に，き裂が発生した

A533B Cl.1 及び照射脆化による遷移温度の変化，事例である。このため，1968（昭和 43）年度に｢原上部棚エネルギー，引張強さなどの違いを模擬す

子炉用ステンレス鋼肉盛クラッドの欠陥防止に関るように選定した供試鋼板などを用い，工業的小する試験研究」（SCS 小委員会）が実施され，割れ型試験片及び実験室的大型試験片による各種の脆原因の調査，溶接割れ防止対策及び溶接後熱処理

218●第 5 編研究委員会活動による脆化防止対策について検討した。

（ASTM A533B Cl.1 及び A508 Cl.3 鋼）並びに溶接ステンレス鋼配管の応力腐食割れが，1965（昭継手部を対象とした総計11ヒート，21の供試材に

和 40）年に米国の Dresden-1 炉の二次系 6 インチ

ついて静的破壊靭性値，動的破壊靭性値，き裂伝

バイパス管に発生した。この種の損傷は 1974（昭播停止靭性値に関する試験研究データを基に，

和 49）年 9 月に Dresden-2 炉において再循環系バ

データバンクを作成するとともに，破壊靭性値に

イパス管に見つかった後，同種の BWR を調査し関する種々の解析検討と試験法の評価を行った。

たところ，米国において数箇所，国内でも類似の割れが発見され，大きな問題となった。

不安定延性破壊に関しては，TS小委員会研究に引き続き 1983（昭和 58）年度から開始した「軽水本委員会は，1975（昭和 50）年に科学技術庁よ炉一次系健全性の破壊力学的評価に関する研究」

り委託を受けると同時に，米国に調査団を派遣し（DF 小委員会）を含めて，6 年間にわたって試験て，詳細に実情を調査し，共同研究を開始した。

研究を実施した。これらの研究では，3点曲げ試験

1975（昭和 50）年 7 月より 3 年間にわたり，「原子

片及びCT試験片によるコンプライアンスの影響，

炉配管系の局部的構造挙動と安全性評価に関する

温度依存性，変位速度依存性などについて検討す試験研究」（SS 小委員会）として，オーステナイ

るとともに，Parisらの不安定理論の妥当性を吟味

ト鋼配管溶接部の応力腐食割れに及ぼす腐食環境

した。

因子，配管の材質，配管要素に加わる力学的要因，

原子炉圧力容器は，供用期間中の長期にわたる

溶接施工条件などの影響，応力腐食割れの防止対

中性子照射によって炉心壁内面側の材質が脆化し，策などの検討を行った。

靱性が低下する。この問題に関しては，IAEA（国その後，関係者並びに関係企業により，溶接施際原子力機関）を中心として，第一次（1971（昭工時の内面冷却法及びオーバーレイ法，誘導加熱

和 46）年〜 1974（昭和 49）年）及び第二次（1977による応力低減工法並びに原子力用 SUS 316 の開（昭和 52）〜 1983（昭和 58）年）にわたって「圧発などが行われており，試験研究による成果も広力容器鋼材照射国際共同研究」が実施されている。

く活用された。

1982（昭和 57）年度より「IAEA における軽水炉
圧力容器鋼材の中性子照射脆化に関する第三次計

軽水炉の発展期における試験研究

画」（CRP 小委員会）を設け，国際協力に参画して原子炉圧力容器は軽水炉の安全性を確保する上2.3.3

いる。第三次計画は 1984（昭和 59）年 10 月から

で最も重要な機器であり，従来，広範囲な研究を開始された。

実施してきたが，ASME における破壊力学的な設

原子炉圧力容器及び配管系において供用中に発計手法の導入と破壊靱性への基準値の採用及び米見される欠陥の許容基準については，ASME コー

国の TMI 事故にかんがみ，本委員会では 3 つの小ド Sec.XI Summer Addenda（1973（昭和 48）年）

委員会により継続して精力的に研究を実施した。

に疲労強度安全性などについて破壊力学的手法を

なお，軽水炉の安全性研究に関しては，1977（昭用いた評価方法が提案され，わが国においてもそ

和 52）年度以降科学技術庁から日本原子力研究所の内容を検討してきた。

（以下，原研）の委託となった。

1976（昭和 51）年度より「原子炉圧力容器及び「軽水炉ノズル部の熱衝撃に関する研究」（TS小

配管の疲労強度安全性評価に関する試験研究」

委員会）では，HST 小委員会研究に引き続き，軽（AFC 小委員会）を 3 年間で実施した。供試材の疲

水炉圧力容器ノズル部の熱衝撃を想定したき裂進

労き裂伝播に関する基本的特性を求めるとともに，

展挙動と 3 次元非線形破壊力学パラメータに基づ

表面切欠きを有する平板の疲労き裂伝播試験を

く解析について検討を加えた。

行った。引き続き，1979（昭和 54）年度からの 3

前述の HST 小委員会及び TS 小委員会で得られ年間においては，炉水環境における疲労き裂の発たデータは，TS小委員会内にワーキンググループ

生寿命特性並びに疲労き裂伝播特性に関する試験を設け，「原子炉圧力容器用超厚鋼材の安全性に関研究を「原子炉構造物の強度安全性評価法の合理する試験研究のデータを中心とする靭性評価研究」

化に関する研究」（FRC 小委員会）として取り上（EFT 小委員会）において，原子炉用国産超厚材

げ，軽水炉構造設計において重要となる疲労強度

2.

の評価と構造設計における技術的合理化の検討を行った。

原子力研究委員会

219

FRW 小委員会を存続拡充し，1971（昭和 46）年11月から1年間，「高速炉蒸気発生器構造部材の溶また，1982（昭和 57）年度からは「軽水炉機器

接施工に関する研究」を行った。引き続いて 1972

疲労強度の実験に関する研究」（TFC小委員会）と（昭和 47）年度，1973（昭和 48）年度に蒸気発生して，4 年計画で ASME コード Sec. Ⅲにおける実器の蒸発器伝熱管，過熱器伝熱管に使用されるク

験解析法による疲労設計法の妥当性の検討をはじ

ロムモリブデン鋼管，ステンレス鋼管について，

め，軽水炉構造の信頼性向上の観点から必要とさ母材及び溶接材料の選定試験，管と管板の溶接及れる疲労き裂の発生及び進展寿命の評価に関するび異材継手の溶接施工条件の確立と継手性能の評試験研究を実施した。これらの約10年間にわたる価に関する試験研究が実施された。

試験研究の成果は，広く国内外に発表するととも1970（昭和 45）年度に，FRW 小委員会にナトリに，疲労き裂伝播寿命評価法の規格化へ反映されウム分科会を置き，1971（昭和 46）年度にはこれた。

を発展させて，FNA 小委員会を設けた。FNA 小委

1975（昭和 50）年度に実施した「供用期間中検員会は，以後 1974（昭和 49）年度まで 4 年間にわ査（ISI）における圧力容器の健全性評価解析法にたって「高速炉構造材料ナトリウム中試験に関す関する調査」（ISI 小委員会）では，JPDR 圧力容器る研究」を実施した。

の供用期間中検査における評価法を確立することを目的として調査研究を実施している。

1975（昭和 50）年には「高速原型炉用構造材料の溶接に関する研究開発の調査」（PFW小委員会）
を設け，高速原型炉の原子炉容器及び炉内構造物，

2.3.4 高速増殖炉に関連した試験研究

中間熱交換器及び一次主冷却系配管，蒸気発生器，

動力炉・核燃料開発事業団（以下，動燃）が1967

主冷却系配管用継目無鋼管及び溶接管の対象構造（昭和 42）年に発足し，高速炉については実験炉物に分けて，使用材料及び溶接材料，溶接施工法「常陽」の建設に着手し，原型炉を経て実用炉を進並びに高温特性の現状と問題点の調査を行った。

める計画が策定された。動燃ではこの実験炉の建対象材料として，ステンレス鋼及びクロムモリブ

設に合わせ，ステンレス鋼溶接施工指針を作るこ

デン鋼が選定され，1976（昭和 51）年度以降に実とが計画され，当協会に原案作成の依頼があった。

施する必要のある研究開発課題について提案を本研究委員会内に 1968（昭和 43）年度から FBR

行って，調査報告書に取りまとめられた。

小委員会を設け，施工指針を扱う F 分科会，材料

1976（昭和 51）年度より PFW 小委員会の下にを扱う M分科会を作って「高速炉ステンレス鋼に

3 つのグループを置き，「高速原型炉構造材料，溶関する調査」を実施し，「ステンレス鋼溶接施工指

接棒及び溶接施工法選定試験研究」（Aグループ），針」として成果を取りまとめた。この指針によっ「ナトリウム配管補修溶接法試験研究」（B グルーて，高速炉の主要構造物に関する一般的なステンプ）並びに「高速原型炉主冷却系配管の製作に関

レス鋼溶接施工技術の基盤が築かれた。

する試験研究」（C グループ）を実施した。

さらに，溶接継手に関する高温強度データを取原型炉「もんじゅ」の一次系及び二次系機器構

得し，実験炉「常陽」について構造設計の強度基

造材料の最高使用温度は，オーステナイト系ステ

準に関する確性を行うとともに，重要部材の溶接

ンレス鋼で 529℃，2 1/4Cr-1Mo 鋼で 450℃であ後熱処理の選択に関する目安を得るために，「高速

り，設計上新たにクリープ破断，クリープ疲労破炉構造用ステンレス鋼の溶接施工に関する研究」

壊，クリープ座屈などの破壊様式を考慮する必要（FRW 小委員会）を，1969（昭和 44）年 12 月からがあり，製作，試験，検査などについても設計思

約 1 年間実施した。

想の修正に伴う再検討が必要となった。
「高速炉構

これらの成果は，主として1972（昭和47）年度，

造材料溶接部の品質評価に関する調査研究」

1973（昭和 48）年度に行われた実験炉「常陽」の（WQF 小委員会）により，高速炉の特性を十分考

主要なステンレス鋼溶接構造物の製作に反映され慮に入れた上で，技術基準の見直しを行い，溶接ただけでなく，実機の製作経験が加味されて原型施工，非破壊試験及び耐圧試験について工学的な炉「もんじゅ」の製作にも寄与した。

調査検討を行った。

220●第 5 編研究委員会活動

高速炉構造材料溶接部の非破壊試験については，

また，高速炉構造材料のクリープ温度領域にお軽水炉と構造設計概念が基本的に異なっており，

ける疲労き裂伝播並びに破壊力学手法による解析

それに応じた非破壊検査技術が要求される。この検討が，1983（昭和 58）年度より 4 年計画で「高観点から，1979（昭和 54）度より「高速炉構造材

速炉構造材料のクリープ疲労き裂伝播に関する試

料溶接部の非破壊試験に関する研究」（FNW 小委

験研究」（FCC 小委員会）として実施されている。

員会）及び 1983（昭和 58）年度からは，欠陥検出

一方，高速炉構造要素に関して高精度高品質を精度と作業能率の向上を踏まえた試験技術の確立

得る溶接施工法を確立することが，原型炉「もんを目的として，「高速炉構造材料溶接部の非破壊試じゅ」の製作に当たって必要とされ，炉容器，主験技術確立に関する研究」（FNE 小委員）を実施

冷却系配管，蒸気発生器などの各構造要素への，した。

ティグ，ミグ及び電子ビーム溶接などの自動溶接

1976（昭和 51）年より「高速炉構造材料の AEに注目し，「高速炉用溶接施工法の確立に関する研特性に関する試験研究」（FAE 小委員会）で，AE究」（FWP 小委員会）並びに「高速炉構造材料の（Acoustic Emission）法について基礎的研究を実

溶接継手強度に及ぼす溶接施工パラメータの影響施した。さらに，引き続き「AE 法による高速炉構に関する試験研究」（FWS 小委員会）が，1979（昭造材料の健全性評価に関する試験研究」（FAET小和 49）年度から 4 年間，1983（昭和 58）年度から委員会）として，構造物への適用に関して試験研3 年間実施された。これらの研究成果は原型炉の究を実施した。

設計・施工に効率的に反映されている。

1984（昭和 59）年から 2 年間「供用期間中の体

わが国の原子炉等規制法に基づく「もんじゅ」

積試験方法とその欠陥検出性に関する調査研究」の設計及び工事の方法の認可にかかわる一般技術（AVE小委員会）として，比較的新しい非破壊検査

基準，構造などの技術基準及び溶接に関する技術

技術を対象に現時点の技術レベル，適用範囲など

基準の整備に資する基礎的資料を得るため，1982について広く文献調査を行った。

（昭和 57）年度に「もんじゅ原子炉施設の設工認

1973（昭和 48）年度より 3 年間にわたって「原子炉材料の疲労とクリープの相互効果を考慮した（設計及び工事の方法の認可申請書）基準に関する調査」（MCS 小委員会）を実施した。

構造設計基準に関する試験研究」（FCI 小委員会）のクリープ疲労及びクリープ・ラチェットについ2.3.5 原子力構造工学などに関する調査活動て検討した。疲労とクリープの相互効果について

本委員会では多くの委託試験研究と併行して，多くの知見を明らかにし，これを考慮した構造設

主に諸外国における関連した研究論文，研究動向

計基準並びに安全性評価に必要となる重要な基礎の調査を行ってきた。それらは各小委員会内で取資料を得た。

り上げられた場合もあるが，1971（昭和 46）年度

として，SUS316，SUS304 並びに 2 1/4Cr-1Mo 鋼

さらに，データの見直しと ASME コードによるより常設の原子炉構造工学小委員会（SPN 小委員

設計許容値の作成方法を検討することを目的とし，会）を設置して，広く原子力構造工学に関する調1977（昭和 52）年度からの 3 年間に「高速炉構造査研究活動を行った。

材料の設計許容応力の評価検討」並びに「疲労及「高速炉の構造解析並びに構造設計に関する調査」

びクリープ疲労標準試験方法に関する研究」（P･（Ⅰ〜Ⅷ）（1972（昭和47）〜1985（昭和60）年度），

FCI 小委員会）を実施した。

「高温ガス炉の高温構造設計に関する調査」（1973

高速炉構造材溶接部の強度に関しては，PFW小（昭和 48）年度），「多目的高温ガス実験炉圧力容

委員会 A グループの研究の次のステップとして，器材料に関する調査」（1977（昭和 52）年度），さ1979（昭和 54）年度より 4 年計画で「高速炉高温

らに，軽水炉に関する調査研究として「原子炉圧機器の溶接部強度特性評価のための試験研究」

力容器及び配管などの不安定破壊に関する調査」（ESJ 小委員会）において高温強度，低サイクル疲（1979（昭和 54）年度），「原子炉圧力容器及び配労強度，クリープ強度及び溶接継手の強度実験手管などの熱衝撃及び不安定破壊に関する調査」

法などについて検討した。

（1981（昭和 56）年度）及び「軽水炉一次系健全2.

原子力研究委員会

221

性の破壊力学的評価に関する調査」（1983（昭和

構造に関する諸問題に関心ある研究者，技術者間

58）年度）を系統的に実施し，報告書として取りの知識や意見の交換，討議の場として，この分野まとめた。

の学術向上を計るなど活発な活動を約 15 年にわ

SPN 小委員会は原子力工学に直接携わり，かつたって行ってきた。

2.4 この10年間の試験研究

2.4.1

軽水炉関係

原研が照射試験を担当している。1990（平成 2）年

1987（昭和 62）年末には，わが国で運転中の原から「軽水炉圧力容器鋼材の中性子照射脆化に関子力発電所は 35 基となり，総発電量の 29.1％を占する研究」（CRP 小委員会）として，IAEA 第三次

め，主要電源として定着してきた。軽水炉が導入

共同研究の進捗状況の把握及び各国参加機関からされて以来，20 年近く経過し，高経年化に伴う材報告される照射試験データを検討した。

料の変化がどうなるのか注目されている。1986

1993（平成 5）年度には，第三次共同研究が終了（昭和 61）年からの「原子炉構造材料の経年変化したことを受け，「IAEA における軽水炉圧力容器に関する基礎研究」（LE 小委員会）では，軽水炉

鋼材の中性子照射脆化に関する第三次計画成果報

構造機器の高精度の寿命評価方法の確立に資する告書」を作成した。

ことを目的に研究を実施した。

原子炉一次系機器の溶接部付近や圧力容器の照供試材溶接部の化学成分は，わが国の商用原子射によって不均質に劣化した部位の，非線形き裂炉の第一世代（1970（昭和 45）年以前）の軽水炉

進展挙動に対する簡便かつ高精度の破壊抵抗評価

圧力容器溶接部を参考にし，熱時効の加速因子を法を開発することを目的として，1988（昭和 63）

考慮して合計設計したものである。溶接部供試材

年秋より「非均質構造材料の弾塑性破壊力学に関に等温時効，等時間熱時効及びステップクーリンする研究」（EPI 小委員会）が，米国 NRC/ORNL

グの熱時効処理を施し，溶接後熱処理材とともにの HSST 研究の一環として日米の国際協力のもと

材料強度試験，破壊靭性試験，大気中及び冷却水に行われた。

環境中疲労試験などを実施し，熱時効に伴う機械的特性値の変化を把握した。

二次元溶接試験片（CT試験片）のき裂進展デー
タを基に，有限要素法に基づくラウンドロビン解

経年変化を非破壊的に検出する技術の検討のた析を行い，き裂が熱影響部や溶接線など不均質部

めに，バルクハウゼン試験及び超音波探傷試験をを横切って進展する際の従来型Ｊ積分や，増分型実施した。熱時効のみによる圧力容器用鋼材の劣破壊力学パラメータの挙動について明らかにした。

化程度は軽微であると結論されるが，文献データ

また，同様の問題への GE/EPRI 法などの従来型を用いて推定した照射脆化の重畳する場合は，圧簡易評価法の適用方法（特に物性値の選択方法）

力容器の寿命に少なからず影響を与えると推論さについても，解析・検討を行った。

れた。

1991（平成 3）年からは，ステンレス鋼の疲労

軽水炉圧力容器用鋼材の中性子照射脆化の関す強度関係の研究が東京電力の委託で実施されている研究として，前述した第一次，第二次に引き続る。1991（平成 3）年度からの「ステンレス鋼溶接

いて，第三次 IAEA の共同研究（CRP）が実施され継手部の疲労強度評価研究」（EFW 小委員会）でている。参加国は 16 カ国であり，主として化学組

は軽水炉用オーステナイト系ステンレス鋼成（Cu，P，Ni）の中性子照射脆化感受性に及ぼ（SUS316NG）の溶接部について，平均応力，切欠す影響について研究を実施した。

きによる応力集中，溶接あるいはひずみ繰返しに

本研究には，
わが国から軽水炉圧力容器用鋼板，

よる材質変化，環境効果などの疲労強度に及ぼす

鍛鋼及びそれらの溶接継手を提供するとともに，影響を明らかにするために，種々の疲労試験を実

222●第 5 編研究委員会活動

施した。

（FDE 小委員会）では，原子力機器の疲労設計のまた，同時に疲労荷重による溶接残留応力の変合理化，破面解析技術の高度化を目指し，疲労強化挙動，溶接残留応力の計測法，二次応力の制限度に及ぼす表面状況の影響並びに疲労き裂進展速値評価手法，累積疲労損傷の評価手法，レプリカ

度と破面性状の関係について，1997（平成 9）年法による疲労損傷度の評価手法及びピーク応力評

度から 3 年間の予定で研究を行っている。

価手法についても研究を行った。

1996（平成 8）年からは確率論的破壊力学手法

引き続いて，1994（平成 6）年から「原子力機器（PFM）に着目し，原子力構造機器の信頼できる用ステンレス鋼の疲労強度評価研究」（EFS 小委

破損確率を求めるための入力データ，解析モデル

員会）を実施した。SUS316NG では，室温大気中

及び数値解析法の適用についての標準的手法の提における荷重制御型疲労試験を実施し，切欠底の案を目的として，「確率論的破壊力学の原子力機器

疲労強度には弾性応力の集中係数，切欠形状，特信頼性評価への適用法調査」（PFM 小委員会）をに切欠半径が影饗し，疲労強度減少係数は応力集実施している。

中係数によって比較的よく評価できることがわかった。

試験研究用原子炉燃料について，核不拡散の観点から濃縮度低減化が国際的協調のもとに進めら

マルテンサイト系ステンレス鋼（SUS630）でれており，原研に設置された材料試験炉（JMTR）

は，平行部付中実丸棒と環状切欠丸棒による室温においても低濃縮ウラン燃料を使用するための準大気中疲労試験を実施するとともに，切欠底断面備が行われた。この濃縮度低減化に伴う安全評価

でのひずみ分布測定試験及び弾性応力解析を実施に関連して，溶接部を主体とした JMTR 一次系配した。新しく提案された極値統計による介在物評

管の超音波探傷が実施された。

価法を用いて検討した結果，母材中の介在物の分1990（平成 2）年の「JMTR 一次系配管の健全性

布に顕著な違いはなかったが，デルタフェライト評価」（JMN 小委員会）では，検査方法と検査結の分布と疲労強度のばらつきに相関性が認められ果を検討し，検査方法の妥当性と一次配管の健全た。

性を確認した。さらに，25 年経過した JMTR の寿さらに，「疲労損傷の評価技術に関する研究」

命評価に関連し，一次系配管を対象に超音波探傷

委託
日本原子力発電北海道電力，東北電力，東京電力，中部電力，北陸電力
関西電力，中国電力，四国電力，九州電力，電源開発

受託社団法人 日本溶接協会
原子力研究委員会 FME小委員会
主査：朝田 泰英（東京大学）
委託側委員

中立委員

日本原子力発電矢川 元基（東京大学）
中澤 崇徳（群馬大学）
財団法人 電力中央研究所
動力炉・核燃料開発事業団
金属材料技術研究所
委員

日立製作所，東芝，三菱重工業，石川島播磨重工業，川崎重工業，
バブコック日立，富士電機，神戸製鋼所，新日本製鐵，住友金属工業，
鋼管計測，川崎製鉄，日本製鋼所，日鐵溶接工業，日本ウエルディングロッド

図 2.1 FME 小委員会の研究実施体制（1998（平成 10）年度）

2.

原子力研究委員会

223

法及び残留応力の測定技術について調査・検討し，ための研究を開始した。翌 1990（平成 2）年度か

前者では端部エコー法，後者では中性子回折法がらは，蒸気発生器用材料の他に，炉容器及び一次有望技術と判断された。

系用新材料である316FR鋼の実用化研究も本小委員会で推進することとなった（FME 小委員会）。

2.4.2

高速増殖炉

改良 9 C r - 1 M o 鋼に関する研究では，D O E

高速原型炉「もんじゅ」は 1985（昭和 60）年に（ORNL）との共同研究が開始され，70,000 時間の本格着工された。原型炉に続く，実証炉の開発・

長時間データや溶接部の強度に関する技術情報な研究が電力を中心に進められてきた。

どが入手され，国内データ評価に反映された。一高速実証炉用材料について，1985（昭和 60）年

次系用材料の 316FR に関しては，母材，溶接材料に本委員会内に「蒸気発生器の構造材の品質向上

及び溶接継手の強度特性を把握するとともに材料の研究」（FSG 小委員会）が発足して以来，FNC 小仕様を提案した。

委員会，FME 小委員会と継続して今日まで 14 年

1992（平成 4）年度からは，新材料の基準化及間にわたって，高速増殖実証炉用新構造材料であび構造設計具体化のための研究を重点化した。特

る改良 9Cr-1Mo 鋼及び SUS316（通称：316FR 鋼）に，高温構造設計で重要なクリープ疲労強度評価の開発・実用化研究を推進してきた。1998（平成法及び溶接部強度評価法確立に必要な材料特性把10）年に両新材料の高温構造設計指針及びその材

握及び評価法の検討を行った。また，改良 9Cr 鋼

料強度基準（案）が策定され，当初の目的を達成とステンレス鋼及び 316FR と炭素鋼の 2 種類の異して小委員会活動を終了することとなった。

材継手強度特性評価に関する研究を行った。

国内の高速増殖炉構造材料関係者の総力結集と高速炉の炉容器に使用される大型リング鍛鋼品の観点から，大学・中立の研究所，プラントメー

母材及び溶接部の健全性，信頼性維持・向上並びカー，材料メーカーから，研究者・技術者が参画に経済性の向上を目的として，1987（昭和 62）年

して進めた。図 2.1 に示す FME 小委員会の研究実より「SUS304 大型鍛鋼品溶接部の品質向上に関施体制がそれである。

する試験研究」（FFW 小委員会）を実施した。

高速増殖実証炉用の一体貫流型蒸気発生器用材

狭開先ティグ，ミグ，サブマージアーク及び電料には，高温強度並びに水・蒸気環境での耐食・子ビーム溶接で施工した極厚（1 0 0 m m 又は

耐 SCC 性及び製作性に優れた材料が要求され，400mm）のステンレス鍛鋼溶接継手について，疲

1982年〜1984（昭和57〜59）年度の他機関の研究

労及びクリープを中心に継手性能を検討した。まで，基本鋼種として 9Cr 系鋼が有力候補として提た，超音波縦波斜角探傷法，超音波における信号起された。

処理法及び EMAT 法の適用性について試験研究

1985 年〜 1988（昭和 60 〜 63）年度には，電気事し，有効な基礎データを得た。

業連合会高速増殖炉開発準備室から「蒸気発生器

1983（昭和 58）年度から実施した FCC 小委員会

構造材料の品質向上の研究」に関する委託を受けに引き続き，「高速炉の構造健全性に関する基礎的（1985 年 11 月以降，委託元は日本原子力発電に移研究」（FCC Ⅱ小委員会）を 1987（昭和 62）年度

行）FSG 委員会を設置し研究を推進することとから 3 年間実施した。材料試験レベルで確立されなった。

たクリープ疲労き裂進展特性の実構造部材への適研究の主眼は，一体貫流型蒸気発生器用材料と用可能性を確認するために，高速炉実構造部材のして，9Cr 系鋼の中で材料及び溶接部に対して優

力学的，幾何学的特徴を研究用にモデル化した部

れた成分系の材料の選定と実証炉への適用性の検材を対象として，き裂進展挙動の実測とその高精討である。1988（昭和 63）年に，9Cr 系鋼の中か度化及び当該き裂の J 積分，J 積分の高精度，高ら改良 9Cr-1Mo 鋼を候補材料に選定し，本鋼及び効率解析法を開発することを目的とし実施した。

溶接材料の仕様提案並びに本鋼の材料強度基準化のための材料試験計画が策定された。
1989（平成元）年度からは，小委員会名称もFNC 小委員会として，改良 9Cr-1Mo 鋼の実用化の初年度（1987 年）は調査及び実験・解析技術の修得を中心に行い，2 年目，3 年目に実験及び解析を行って，両者を比較検討し，クリープき裂進展
評価法の妥当性を検討した。

224●第 5 編

2.4.3

核融合炉・高温ガス炉研究委員会活動

要な構造設計基準及び材料強度基準案を作成し，国際熱核融合実験炉 ITER は IAEA の協力の下工学設計活動でわが国が分担する作業の一部に活に，4 極（EU，米国，ロシア，日本）共同で研究用するとともに，ITER建設の国内誘致のための詳開発が進められている。I T E R プロジェクトは細設計作業に資することを目的として，重照射ス

1989（平成元）年 4 月に概念設計（CDA）が開始

テンレス鋼の構造健全性評価手法，動的電磁力にされ，1991（平成 3）年 12 月に完了し，引き続きよる構造評価手法及び電子ビーム溶接や拡散接合，1992（平成 4）年 7 月より工学的詳細設計（EDA）

レーザ溶接に対する施工基準化のための検討をが開始され，1998（平成 10）年に終了した。

行った。

以上のことを背景に，原研においては，ITERに1996（平成 8）年度，1997（平成 9）年度には，適用すべき構造設計基準の日本案を1990（平成2）トリチウムバウンダリーとして最も重要性が高い

年度より作成することになった。原研より委託を真空容器を対象として，構造設計基準条文案，受け，FSD 小委員会を設けて，1990（平成 2）年

ITER特有の継手に対する検討，新規概念設計基準度から 1997（平成 9）年度にわたって調査，検討

案及び LBB 成立性について検討した。

を進めてきた。

原研では長い間，高温ガス炉の研究開発を進め1990（平成 2）年度の調査では，基準作成作業てきた。その成果として，高温工学試験研究炉

全体の内容を明確化するとともに，必要な研究開（HTTR）が 1991（平成 3）年に建設開始された。

発項目を摘出し，翌年には作業項目全般にわたっ

1989（平成元）年度の「ハステロイ XRの溶接継て調査・検討を加えた。そして，指針作成の第一歩

手強度に関する調査研究」（HWS 小委員会）では，を踏み出し，核融合実験炉特有の課題である電磁HTTR の高温構造材料として使用される新開発の力による動的破壊についての基礎試験に着手した。

ハステロイ XR について，溶接施工確認試験とク

1992（平成 4）年度から 1993（平成 5）年度には，リープを中心とした継手性能試験を実施した。試

機器区分及び運転状態分類を行い，真空容器及び験及び調査から得られたすべてのデータは，

ブランケットの構造設計基準について調査・検討

HTTR の設工認（設計及び工事の方法の認可申請を加えた。真空容器の非破壊検査が可能な構造を書）に必要なデータベース作成のための基礎資料

提案するとともに，ダイバータ接合部の基準及びとなった。

ブランケットの応力評価の検討を行った。照射に1993（平成 5）年度より，第 2 期の原子力構造工起因する低延性の問題について検討した結果，一学などに関する調査研究が開始された。原子力施

次応力制限，ラチェット制限，疲労制限のいずれ

設の寿命延伸問題に関連して，原子力施設の経年においても，延性の低下が降伏強度の上昇によっ化の影響因子やメカニズムの解明，その診断法のてリカバーされる結果，十分安全側であることが開発，余寿命評価法などの研究・開発が幅広く行

明らかになった。

われている。
「原子力構造機器の経年化とその関連

1994（平成 6）年度は，核融合実験炉に特有な技術に関する調査研究」（SPN- Ⅱ）として，すべ

中性子照射を受けて，伸びの低下が著しいステンての原子力システムにとって重要なテーマである

レス鋼及び新材料であるアルミナ分散強化銅を対原子力構造機器の経年化事象と関連技術に関する

象に，材料強度基準策定を検討した。動的電磁力調査研究を実施している。

による構造評価手法では，前年度作成した座屈解

参加各社より次世代を担う若手研究者，技術者

析コードの薄肉真空容器に対する適用性を確認しの積極的な参加を得て，技術の研鑽，交流の場とた。

して機能することを目指しており，十分成果を上1995（平成 7）年度には，ITER の構造設計に必げてきている。

2.

原子力研究委員会

225

2.5 見学会，
講習会及びシンポジウム

2.5.1

国内啓蒙活動

本委員会は，原子力機器の材料，設計，施工，検した。また，本委員会が主催した講習会，シンポジウム，ワークショップなどの概要を，その都度査に関する研究活動を精力的に実施するとともに， 「原子力 eye」誌（1998（平成 10）年 1 月号より「原研究成果の発表と技術レベルの向上を兼ねた講習会やシンポジウム，また，原子力関連施設の見学会を事業活動の一環として実施してきた。

子力工業」から改題）に掲載している。
見学会については，1969（昭和 44）年度に第 1回目として，東京電力福島原子力発電所及び日本本委員会で行われた試験研究の成果は，初期の原子力研究所東海・大洗両研究所の見学会が，本頃は日本溶接協会機関誌「溶接技術」を通して公委員会の地方開催を兼ねて開催された。これを皮表した。また，日本工業経済連盟と共催の「原子切りに，本委員会の年度開催のうち 1 回を地方で力工業夏期講座」や関係学協会と共催の講習会，開くとともに，原子力関連諸施設の見学を行ってシンポジウムを開催し，試験研究の成果が広く利いる。1998（平成 10）年度までに 30 回，計 50 個用できるようにした。

所の近い施設などの見学を行った（写真 2 . 1 参

その後，1971（昭和 46）年から定期的に「原子照）。

力機器の材料・設計・施工・検査に関する講習会」を開催することとなり，1986（昭和 61）年まで毎
年 3 月に 2〜 3 日間の日程で開催してきた。この講習会では，主に試験研究の成果に関する講演の他，
原子力工業分野におけるトピックスの特別講演も企画した。
1987（昭和 62）年以降は，毎年 2 月に基礎コー
ス 1 日，応用コース 1 日の計 2 日間の日程で開催している。講習会は通常100名前後の参加者があり，この分野の技術向上に資する上で有意義な企画となっている。

写真 2.1

1998（平成 10）年度原子力委員会の見学会

1987（昭和 62）年からは，原子力技術にかかわる最新情報の交換と今後の動向について討論する

2.5.2 国際活動ことを目的に，特定のテ―マに絞ったシンポジウ

海外の動向調査，ワークショップの開催など国ムを毎年 2 回開催している。通常 100 名前後の参際活動も活発に行ってきた。1975（昭和 50）年に加者があり，いずれも盛会裏に終わっている。特日米研究連絡小委員会を設け，米国をはじめ諸外に，阪神・淡路大震災を契機として 1995（平成 7）

国との技術交流の企画，調整を行う窓口として活年 6 月に開催した「原子力プラントの耐震設計」

動した。

をテーマとしたシンポジウムでは，150 名を超え

1980（昭和 55）年度以降は「国際研究連絡小委

る参加者があり，その関心の深さが示された。

員会」と改称し，中国との技術フォーラム（1981

原子力分野に携わる技術者・研究者への広範な（昭和 56）年 11 月），欧州・米国の調査（1983（昭啓蒙を目的として，学術誌への投稿も適宜行って

和 58）年 1 月）
，SMiRT 国際会議への出席と関連いる。最近では，1996（平成 8）年に「原子力施設

研究施設の訪問（1983（昭和 58）年 3 月）などをにおける溶接・接合技術の新展開」と題した特集企画した。最近では，1996（平成 8）年 5 月に KINS

を 2 回に分けて「原子力工業」誌に掲載しており， （韓国原子力安全技術研究所）にて日韓のワーク
先端溶接・接合技術の原子力機器への適用を紹介

ショップを開催し，1998（平成 10）年 4 月には台

226

●第 5 編研究委員会活動

写真 2.2

東大山上会館で行ったワークショップ（1998（平成 10）年）

湾も加わって，東大山上会館でワークショップを

和 60）年に本委員会の下に設置した企画検討会が開催した（写真 2.2 参照）。

担当している。

なお，近年におけるこれらの企画は，1985（昭2.6

今後の活動予定

本委員会が 1957（昭和 62）年 3 月に発足して以技術レベルの向上と技術者・研究者への広範な啓来，原子力構造工学分野における材料，設計，施蒙を目的として，企画検討会の立案・調整による工及び検査に関連した重要な問題点の解決と，技種々の企画，成果の公表を行ってきた。
「原子力機術的レベルを向上させるとともに，将来へ向けて

器の材料，設計，施工，検査に関する講習会」，特の高度な第一線技術を高揚するために，委員会活定のテーマに絞ったシンポジウム，原子力関連施動を活発に行ってきた。特に，委託者側より技術設の見学会などの企画は毎年定期的に実施してお的問題として持ち上げられた研究課題に対しては，

り，いずれも完全に定着している。諸外国との技

これを実行する小委員会を設け，多くの研究者の術交流についても，国際研究連絡小委員会の企画協力によって試験研究を行い，貴重な成果を得てによって活発な活動を展開している。近年では新きている。

しい参加国を加え，隔年ごとのワークショップが商用発電炉の主流である軽水炉の機器について定着化しつつある。

は，委員会発足時より現在に至るまで継続的に技原子力エネルギー開発の重要性は環境問題を含術的課題を扱ってきた。高速増殖炉の機器についめ，多くの人が痛感するところである。一方，近ては，原型炉「もんじゅ」を対象に 1965（昭和 40）年発生した「もんじゅ」漏洩事故，再処理施設火年代初めより 1985（昭和 60）年頃まで技術的課題

災などによって原子力施設に対する安全性，信頼に取り組んだ。これ以降は主に実証炉が対象とな性の要求が一段と厳しくなってきている。このより，新しい構造材料に対する評価研究を精力的にうな背景の中で，本研究委員会における諸活動が実施してきた。また，高温ガス炉さらに核融合炉

ますます重要であることを認識するとともに，原の機器についても，いくつかの技術的課題を扱っ

子力構造機器の材料，設計，施工，検査などに関てきた。「もんじゅ」は 1994（平成 6）年に，「高する新技術課題に対して，今後とも地道に一層の

温工学試験研究炉」は 1998（平成 10）年 11 月に努力を払う所存である。

臨界に達したが，本委員会もこれら国家的プロジェクトとしての開発に大いに貢献したと自負するところである。
本委員会では各小委員会による研究活動の他に，

参考資料○「日本溶接協会 30 年史」○「日本溶接協会 40 年史」○「日本溶接協会原子力研究委員会 30 年史」