JWES・AE・0207

4thIntemationalWorkshop
ontheIntegrityofNuclear

Components

April15−16，2002

2002年10月

社団法人

日本溶接協会

原子力研究委員会

4t恥ASl瞳CO＆9セわkl−S．舳o剛齢elntegrity・f閥uclearC・mp・論e麟
Ap『i輿二Apri目7乳2002

HyatlRegencyChel，翼・rea

・1／無1

，

、認識

、論藝

Workshopの会場にて

目本・韓国・台湾の代表者会談
左より、菊池教授・矢川教授（目本）、Dr．Y−」．Kim（韓国）、Dr．K．Ting・Dr．J．J．Chen（台湾）矢川氏の講演柴田氏の講演水谷氏の講演

釜谷氏の講演安食氏の講演長谷川氏の講演三浦氏の講演浅野氏の講演

Chairman

菊池氏

欝
『

〈

古里第二原子力発電所にて

はじめに
世界のエネルギー事情は大きく変わりつつある。特にアジア地域では2010年の需要見直しが1992年の2倍にも達するという急カーブを描いている。この需要激増に対応する形でアジアにおける原子力開発は着実に進んでいる。
これまで、わが国の原子力開発は欧米との協力の下で行われることが主であったが、原子力発電の安全確保などの問題については地理的つながりの強い地
域内での共通課題とし問題を共有し、かつ協力してゆくことが重要である。
わが国は、これまで長年にわたって原子力発電の良好な発電実績を有してきた。この実績は高信頼性の材料・機器設計のハードウェア面と、高度な運転管理
技術・保守技術・検査技術・教育訓練などのソフトウェア面の両者がベースとなっている。このような背景の基、今後アジア地区での原子力開発が益々活発になるに当たって、わが国からの原子力発電機器・材料の輸出も盛んになってゆくことが予想される。

このような背景の元に、原子力研究委員会では4年前に韓国に呼びかけて原子力機器の健全性に対するアジア地区の技術者の交流を目的とするワークショッ
プを開催することとした。

第1回は1996年5月8目に韓国、太田にある韓国原子力研究所で（KINS）において日韓の研究者・技術者の協力で開催された。第2回目には新たに台湾からの参加者を迎えて、1998年4月20−21日の2目間、東京大学山上会議所でかいさいされた。そして第3回は2000年10月11・12目に台湾原子力研究所（INER）において日韓台の研究者・技術者の参加を得て開催された。これらはいずれも多数の聴講者が参加し盛会裏に行われた。なお第1回、第2回ワークシ
ョップにおいて発表された論文は、それぞれNuclearEngineeringandDesign誌の特集号（Vo1．174，No．1，1997およびVo1．191，No．2，1999）として公表されており、第3回のワークショップの論文については本年5月中に同じく特集号が発刊される予定となっている。

なお第3回のワークショップの際、このワークショップの主催団体として
Asian

Societyfbr

IntegrityofNuclear

Components（略称ASINCO）を結成する

ことが承認され、第一期（2001・2002年）の会長として韓国成均館大学のY．」．Kim
教授が選出された。

第4回目の今回はASINCO主催のワークショップとして、2002年4月15・16
目の2目間、韓国済州島で開催された。今回から新たに中国本土からの参加者を正式なメンバーとして迎え、またゲストとして米国とインドからの研究者を招待して開催された。全部で24編の論文発表が予定されており、うち22編の論文が発表された。ワークショップは韓国国内の「第9回韓国原子力安全技術
研究所ワークショップ」と並行して行われ、韓国国内から多数の研究者・技術者が参加して行われた。
（文責

矢川、菊池〉

Division I

International Session
Session AO1Time I Room
Chairpersons

AOl/lComputational Assessment
10.'40 - 12,20, Monday. Apri/ 15 /Regency Ballroom A
Y J. Kim, Sungtyunkwan University, Korea
K. Hasegawa, Hitachi Ltd.. Japan

Developments of Large-Scale Computational Mechanics Softwares
in Japan - The State ofthe Art
G. Yagawa, S. Yoshimura, H. Okuda ( Univ. of Tokyo, Japan)

AO I 12

Safety Assessment Based on "Design by Analysis":

From Manpower To Automation
AO I 13Y Zhou, S. Bao (Tsinghua Univ., China)
Introduction ofDuctile Crack Extension Analysis Model Based on

R6 Method into PFM Code PASCAL
K. Shibata, K. Onizawa (JAERI. Japan),
Y Li, D. Kato (Fuji Research Institute Corp., Japan)
AO I 14

Session A02
Time I Room
Chairpersons

Development of an Integrity Evaluation System for Nuclear Power
Plant Using Information Technologies
J.B. Choi. J. C. Kim, YJ. Kim (Sunghyunkwan Univ., Korea),
J.H. Lee. YW Park (KINS, Korea)

Inspection and Maintenance14.•OO - 15.•40, Monday, Apri/ 15 /Regency Ba

C. H. Jang, Korea Electric Power Research Institute, Korea

K. Ting, Lunghwa Universty ofScience and Technology, Taiwan
A02/ l

A02/2
A02/3

A02/4

New Algorithm for the Flaw Identification Using Deconvolution
on the Ultrasonic Testing of Welded Joints
S.J. Song, YH. Kim (Sungkyunkwan Univ., Korea)
Limit State Analysis of the Steam Generator Concrete Enclosure
T. Tseng, S. Anagnostis (Stevenson & Associates, USA)
Evaluation of Mechanical Aging Degradation for Neoprene Cable
JacketJ.S. Kim, I.S. Jeong and TR. Kim (KEPRI, Korea)
Challenges in In-Service Inspection for Nuclear Components:
Scenario and Emerging Directions
B. Raj, T Jayakumar, B.PC. Rao (Indira Gandhi Centrefor Atomic
Research, India)

Session A03
Time I Room
Chairpersons

A03/l

Fatigue Design

16.•OO - 1 7.•40. Monday. Apri/ 15 /Regency BallY Zhou, Tsinghua University, China
K. Shibata. Japan Atomic Energy Research Institute, Japan

Study on High-Cycle Thermal Fatigue for LWR Plant in Japan
J. Mi2utani (Totyo Electric Power Co., Japan), Y Minami (Kansai
Electric Power Co. , Japan), S. Moriya (Centra/ Research Instituteof Electric Power Industry, Japan), K. Shiina (Hitachi, Ltd.,

Japan), H. Hirayama (Toshiba Corp., Japan), K. Tanimoto(Mitsubishi Heavy Industries, Ltd., Japan)

A03/2

An Investigation on the Environmental Fatigue and Design
Feasibility for Pressurized Water Reactor Primary Components ofa 60 Year Design Life

J.S. Park, G.S. Kim, J.M Kim, K.S. Yoon, TS. Choi (KOPEC,
Korea)

A03/3

A03/4

Session A04
Time I Room
Chairpersons

Crack Growth Evaluation of Interacting Parallel Surface Cracks
M Kamaya (Institute ofNuclear Safety System, Japan),
T Kitamura (Kyoto Univ.. Japan)
The Effect of Temperature on the Fatigue Crack Growth Rate ofType 304 Stainless Steel
J.J. Chen (Institute ofNuclear Energy Research. Taiwan),
YS. Shih (Chung-Yuan Christian Univ.. Taiwan)

Experinrents
9:OO - 10;40, Tuesday, April 16 /Regency Ballroom A
I.S. Kim, Korea Advanced Institute ofScience and Technology, Korea

M Kikuchi, Science University ofTotyo, Japan
A04/ l

HTR-lO Primary Loop Pressure Boundary System and Its Preservice Pneumatic and Tightness Test
S. Yu, J. Liu (Tsinghua Univ., China)

A04/2

Results of a Flow Induced Vibration Test for PWR ICIS Thimble
Tub e

K. Ajiki, K. Umeda. T Ichikawa, M Ban (Mitsubishi HeaTy
Industries Ltd., Japan), H. Chiba (Nuclear Development Corp.,
Japan)

A04/3

Residual Life Estimation of Nuclear power Plants
H. S. Kushuwaha (Bhabha Atomic Research Centre, India)

A04/4

The Effects of Heat Treatment Conditions of the SA508 Grade 3
Class I Steel Prior to Welding on Impact Toughness in its HAZ

RegionJ. T Kim. H.K. Kwon. B.1. Yang (Doosan HI&C. Korea)

Session A05

Time IRoom
Chairpersons

Failure Assessment

11.•OO - 12.•40. Tuesday, Apri/ 16 /Regency Ball

K. Ajiki, Mitsubishi Heavy Industries Ltd.. JapanJ. H. Hong, Korea Atomic Energy Research Institute, Korea

A05/l

Failure Assessment Curves for Austenitic Stainless Steel Pipes
with a Circumferential Crack at a Welded Joints

M Asano, J. Fukakura, M. Kikuchi (Toshiba Corporation. Japan)

A05/2

Experimental Approaches on Flow Accelerated Corrosion
Behavior of CANDU Feeder Piping
J.H. Kim, S.H. Kim, I.S. Kim (KAIST, Korea),

A05/3

YW Park (KINS, Korea), H.S. Chung (KEPRI, Korea)
Comparison of Allowable Flaw Sizes Derived from Limit Load
Criterion and Two Parameter Approach
K. Hasegawa, K. Miyazaki (Hitachi Ltd., Japan)

A05/4

The Prediction of the Crack Growth using Boundary Element
Method by Strain Energy Density Criterion

WS. Yang (Nankai College of Technology & Commerce. Taiwan),
K. Ting (Lunghwa Univ. ofScience and Technology, Taiwan)

Session A06
Time I Room
Chairpersons

A06/ l

A06/2

A06/3

Material Embrittlement
14:OO - 15:40. Tuesday. April 16 /Regency Ballroom A
J. J. Chen, Institute ofNuclear Energy Research, Taiwan
B. Raj, Indira Gandhi Centrefor Atomic Research. India
The Failure Analysis of Sensing Line in Recirculation System
K. Ting (Lunghwa Univ. ofScience and Technology, Taiwan),
J.S. Yu, S. Y Chen (Institute ofNuclear Energy Research, Taiwan),

C. T Tsu (Taiwan Power Company, Taiwan)
Characteristics of Neutron lrradiation Embrittlement in Korean
Making SA508-3 RPV Forging Steels having Different Refining
Processes
B.S. Lee, J.H. Hong, YJ. Oh, J.H. Yoon, J.H. Kim, S.H. Chi,
(KAERI, Korea), J. T Kim (Doosan HI&C, Korea)
Study on Flaw Evaluation for Pipes with Moderate-Toughness
N. Miura, K. Kashima (Central Research Institute of ElectricPower Industry, Japan), K. Miyazaki. M Hisatsune, K. Hasegawa(Hitachi Ltd., Japan)

A06/4

A Simplified Approach for the Estimation of T~ Shift due tolrradiation Embrittlement

J.H. Lee, S.H. Kim, Y W Park (KINS, Korea), V Revka, E. Grinik(Institutefor Nuclear Research, Ukraine)次目

1．ワークショップ概要…

一も…傷旨一…

62．原子力機器健全性国際ワークショップ概要

2−1

Session

I（Computational

2−2Sectionn：

2・3

Session

III：Fatigue

2−4

Session

2・5

SessionV（Failure

2−6SessionVI（MaterialEmbrittlement）

IV

乞

ン

一

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Designウも一忽

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…

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3．古里原子力発電所訪問記（4／17）党も

4．むすび

1

Assessment）

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Experiments

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14

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◎腐躍19

1．ワークショップ概要
ワークショップは6セッションから構成され、全部で22編の論文が発表された。内訳は韓国と日本からそれぞれ8編、台湾から3編、中国と米国、インド
からそれぞれ1編づつである。以下にワークショップのセッションタイトルを示す。

セッション1

ComputationalAssessment

セッション2

Inspection

andMaintenanceセッション3

Fatigue

Designセッション4：Experiments

セッション5

FailureandAssessment

Material Embrittlement
日本からの参加者は、矢川教授（東大）、柴田（原研）、三浦（電中研）、安食（三菱セッション6重工）、長谷川（日立）、浅野（東芝）、水谷（東電）、釜谷（原子力安全システム研究所）、

菊池（東理大）、馬郡（溶接協会）の10名である。

韓国からの論文は大学（KAIST、成均館大学）から3件、KEPRIから2件、KOPEC、K【NS、Doosan

HI＆Cからそれぞれ1件である。台湾からはINER

から2件、大学から1件の発表があった。また中国は清華大学、インドはインディラガンジー原子力研究所、米国はStevenson＆Associatesからの発表がそれぞれ1件づっあった。
会場は済州島のリゾート地にあるHotel Hy＆tt Regencyで行われた。韓国国内のシンポジウムヘの参加者も出席が認められていたため多数の研究者・技術者が参加し、活発な質疑が行われた。また第4回ということもあって発表者の多くはお互いに顔なじみであり友好的な雰囲気で会議が進められた。

済州島は韓国有数の観光地であり、美しい自然あふれる場所であるとのことであったが、残念なことに会議の行われた2日間は荒天が続きすぐ傍の海も見えない状態であった。

ワークショップの間にASINCOの会合が開かれ、次期（2003・2004年）の会長として矢川教授（東大）が選出され、次回を2004年に目本で開催することが決定された。また次回会合からはWorkshopの呼称をConfbrenceとすることが確認された。

ワークショップ1目目の夜にはバンケットが開かれ、開催が近づいたワールドカップでの、韓国、中国、目本の健闘を祈って乾杯が行われた。済州島でも試合が行われるとのことで、新築の競技場が完成し、熱気があふれていた。

ワークショップ終了後、日本からの参加者は釜山に移動し、古里第二原子

一1一

電所を見学した。ここは韓国で最初の原子力発電所である。趙所長以下多数の技術者の暖かい歓迎を受け、サイト見学の後活発に質疑を行った。
（文責 菊池）一2一

2．原子力機器健全性国際ワークショツプ概要
2・1

Session

I（ComputationalAssessment）

1）DevelopmentofLarge
−The

by

State

ofthe

Scale

ComputationalMechanicsinJapan

Art・

G．Yagawa，S．Ybshimura，and（Universityof

H．0：kuda

Tokyo，Japan）

本講演では、目本における最新の計算科学プロジェクトの現状が紹介された。

過去30年、計算機システムは、種々の現象を定量的に解析する目的で発達し、今目では、産業分野におけるインフラ構造の一つと見なされている。しかし、既存システムは、10〜10000のプロセッシング要素程度に対応できる並列プ

ロセッサーまでにしか達していない。また、現状のソフトウエアは、異なる機
種や分散型計算機にも対応できない。これらは、21世紀における計算科学の課題として残されている。

ここでは、日本における大容量計算機ソフトウエアの2大プロジェクトとして、ADVENTURE及びGeoFEMの開発の成果が報告された。前者は、JASPS（Japan
SocietyfbrthePromotionofScience）のスポンサーで実施された。後者は、地球における地核現象のシミュレーションを行うため並列計算を行う世界最速ソフトとされている。

ADVENTUREプロジェクトの成果例として、100万自由度の原子炉圧力容器の一体解析や、60万自由度のABWRの解析事例が示された。ADVENTURE一β
Versionは、2001に最初に公開され、2002年3月には、全モジュールがウェッブ
サイトから公開されるに至った。

一方、GeoFEMにっいては、文部科学省がスポンサーとなって、 「地球シミュレーター」プロジェクトとして実施されたものであり、800万自由度の問題に対応可能である。解析例として、日本の西南弛域におけるプレートの衝突現象

や地球内部の現象の解析が紹介された。GeoFEMの最初のVersionは、1998年に公開された。

一3一

2）

Assessment

Based

on

DesignY．Zhou（lnstituteofNuclea：rbyAnalysis：From

Monpowerto

Automation
by（Tsighua

ASME

Code

Ene：rgyTechnology），and

S．Bao

University，China）

Sec．IIIにおけるr解析による設計」の主な適用の目的の一つは、原子力機器の安全評価である。現状では、手作業に基づいて実施されており、ヒューマンエラーや膨大なデータによる精度低下をもたらす原因となっている。
さらに、実際には、設計コードを詳細に把握した専門技術者を必要とする。しかし、近年、急速に進展したComputeraided設計法や人工知能技術を用いて、これらの安全設計の自動化が可能となっている。本発表は、 「解析による設計」

プロセスについて評価フローを示すと共に、自動化技術とその関数モデルにっいて、実際のフレームワークが示された。また、評価知識ベースと評価プロセ
スの推論メカニズムの構造が述べられた。

さらに、原子力機器設計の自動化のためのプロトタイプシステムについても言及された。このシステムでは、ウェッブデータベース、人工知能、知識ベース等を利用している。

3）Introductionof

MethodintoPFM
byDuctileCode

Crac：kExtension

Analysis

Model

Based

on

R6

PASCALK．Shibata，K．Onizawa（JapanAtomic

EnergyResearchJapan），Y．Liand，D．Kato（FujiResearchInstitute

Institute，Corporation，Japan）
原子力機器の経年変化研究の一環として、確率論的破壊力学コードPASCALの開発経過とR6法に基づく非線形破壊力学を採用した場合の破損確率に対する効果について発表があった。このコードでは、経年圧力容器の破損確率を解析する。通常、

VISA−IIやOCA−P等の圧力容器破損確率解析コードでは、線形破壊力学に基づく亀裂進展、停止解析に基づき破損確率が求められる。一方、加圧熱衝撃等による破損解析では、板厚方向への亀裂進展にしたがって温度勾配による靱性増加のため脆性破壊から延性破壊へと破壊モードが遷移するケースが発生し、過度に安全側の評価となる可能性がある。このような破壊モードの遷移を適切に評価するためには、延性亀裂進展による破壊抵抗の増加を考慮することが必要になる。

そこで、弾塑性破壊力学に対応できるR6法破壊基準をPASCALに導入するとともに、弾塑性破壊力学解析に必要な材料の破壊抵抗曲線のデータベースを導入した。

一4一

例題解析の結果、弾塑性破壊力学の導入により、破壊確率が大幅に低減するとともに精度の良い破損確率が得られることが明らかとなった。

4）

Development

Plant
by

of

an

Integrated

UsingInfbrmation

Evaluation

Systemfbr

NuclearPowerTechnology

J．B．Choi，」．C．Kim

and．Y．」．Kim（Sung：kyonkwan

University，

Korea），」．H．Lee

andY．W．Park（KoreaInstituteofNuclear

Safbty），

IT技術を活用した原子カプラント機器の総合健全性評価システムの開発にっいて発表された。

このシステムは、検出技術、Virtual

Reality技術、インターネットウェッブによるデータベースシステム技術を含んでいる。21世紀におけるIT活用による原子
カプラント総合診断システムの構築をめざすものである。

本発表では、状態監視システムのための光ファイバーセンサー技術の取り込
み方法について述べられた。本システムでは、破壊評価手法の導入と、現在利用可能なITを用いたプラント管理システムを導入している。また、このシステ
ムは、破壊評価技術及びセンシング技術の進歩に容易に対応可能なだけでなく、現場における技術者が容易にアクセス可能である。このシステムは、今後のIT技術の急速な進歩と破壊力学評価手法の進展に対応するための重要な役割を果たすものと思われる。すなわち、21世紀における原子力プラントの安全性とプラントの管理に係わる情報を与える重要なシステムをめざすものである。

（文責柴田）

一5一

2・2

SectionH5）NEWALGORITHMFORTH：E

FLAWIDENTIFICATIONUSINGDECOWOLUTIONONTHEULTRASOMCTESTINGOFWELDED

JOINTS
bySung−JinSong

andYoungH．Kim

Engineering，Sungkyunkwan（School

ofMechanical

University）

溶接継手の超音波テストを射角で実施する場合，幾何学的な反射体の存在によって適切でない信号が発生し，欠陥信号の識別が難しくなることがしばし発生する。このような状況に対する対策案として，デコンヴォリューションを用いた欠陥の識別方法を提案した。これを用いると，幾何学的な反射信号（内側に窪んだ穴及び溶接の付け根部）が振幅が小さく幅の広い信号に対し，欠陥の反射信号はインパルス信号のように振幅の大きな信号となり，他の信号と識別することが可能であることが判った。

6）LIMITSTATEANALYSISCONCRETEENCLOSURE

by

Tseng

Tsiming

and

OFTHE

STEAMGENERATOR

StephenAnagnostis（Stevenson＆Associates，

Wobum，Massachusetts，USA）

SGEの交換時にコンクリート製のSGEに変更するに当たって応力計算を再計算する必要がある。再計算にあたり新しい圧力条件にてUFSARの基準を満足するかどうか評価した。

非線形モデルでの評価した結果，もっともSGEの最大容量は1．79Pとなった。
この時鋼の延びは許容の延びの160％，コンクリートの延びは0．001となった。

またこの圧力がSGEにかかった場合に屋根や外壁に発生する勇断力は，基準で許容されている応力よりも小さく，SGEは十分能力があることが判った。

7）

EvaluationbyofmechanicalJong・Seog

Institute

aging

degradation

fbr

Kim，111−Seok

Jeong，and

Tae・RyongofKoreaElectricPowerneoprenecablejac：ket

Kim（Research

Corporation）

原子カプラントの寿命延長については世界的に検討されてテーマとなってお一6一

り，その中でケーブルの経年劣化ついても，寿命評価についての関心が大きくなっている。その際，原子力発電所内のネオプレンゴムのケーブルの経年劣化を模擬するために，加速試験の方法を検討する必要があると考える。今回，加速試験の方法として等温での加速試験と温度を断続的に変化させた加速試験を実施した。試験の結果，等温で加速試験を実施した場合の方が断続的に温度を変化させた場合よりも，60年で2倍の伸び，1．5倍のインデンターとなり当初の予想と異なる結果となった。

8）

CHALLENGESIN

IN−SERVICEINSPECTIONCOMPONENTS：SC：ENARIOAND
byBaldevand

Raj，T．Jayakumar

Repmcessing

GroupsandIndiraFOR

NUCLEAR，

EMERGINGDIRECTIONS

B．P．C．Rao（Materials，Chemical

GandhiCentrefbrAtomic

Reseεしrch）

原子力発電所のISIは，信頼できる運転を確保するために必須の検査である。

NDEの必要な専門技術及び手段についてはインドではDAEにて開発を実施している。具体的には，インドで最も古いプラントであるTAPSでは給水のズルのUT，シュラウドの目視検査を実施，重水炉では冷却材チャンネルの検査に改良したECテストであるBARCIS，INGRESの開発，圧カチューブのAETによる検査，エンドシールドの特殊な超音波及び音響による検査，タービンのブレードのX線解析技術による検査，赤外線サーモグラフィーによる検査の実施，プロト

タイプ型のFBRでは，自動化されたデバイスによる検査，熱交換器及び蒸気発生器の改良されたECテストであるPA法による検査を実施した。
（文責水谷）

一7一

2・3

Session9）Studyon

III：Fatigue

DesignHigh・Cycle

ThermalFatigue

fbrLightWaterReactorPlantin

Japan
by

J．Mizutani（Tokyo：Electric
of

Power

Electric

ElectricPower

Company），Y

Company），S．Moriya（Central

Power

Hirayama（ToshibaInd．ustry），K．ShiinaCorp．），and

Minami（Kansai

Research

Institute（Hitachi，Ltd，），H．

K．丁段nimoto（Mitsubishi

Heavy

In（1ustries，Ltd．）

日本機会学会のワーキンググループでの研究結果。同ワーキンググループでは、丁字継ぎ手部における混合流体の温度差に起因する高サイクル熱疲労に関して研究を行っているが、本報告はこの中で、アクリルパイプを用いた実験により流れのパターンの観察と、温度変動の傾向を調べた結果をまとめたもの。
着色した流体を用いて2つの流体が混合する様子を詳細に観察すると同時に、各部に取り付けた温度計により温度変化を調べた。試験条件を変化させて、合流する2つの流れの流速比、主流の流速、上流や下流側に弁や、エルボーなどの要素が存在した場合の影響が調べられた。合流点から下流側では温度変動が存在し、下流になるほどその大きさが小さくなる様子が多く観察された。その変化は流速比や上流側の要素の影響を受けるものの、主流の流速や下流側の要素の影響は小さいことなどの傾向が明らかにされた。

10）An

Investigation

fbr Pressurized
DesignLifb．
by

on

the

Water

Environmental

ReactorFatiguePrimaryEngineering

DesignComponents

J．S．Par：k，G．S．Kim，」．M．Kim，K，S．Yoon

Power

and

and

Feasib丑ityof

a60YearT。S．Choi（Korea

Co．Korea）

60年の運転の疲労評価に環境効果を入れる具体的な手順と解析例を示した。

環境効果を考慮する方法としては、MehtaとGosselinによって与えられた有効環境疲労係数を適用した。この係数は、Argonne NationalLavoratoryと日
本の結果をレビューして得られた大気中と環境中の疲労の関連を示す指標で、Usageファクターに考慮される。実際の評価には有限要素法を用いて熱応力計算を実施する。この時の瓦．は過渡状態に合わせて積分することで評価される。

具体的な評価が、PWRの原子炉圧力容器のノズル部と加圧器のサージラインに一8一

っいて実施された。60年相当の運転サイクルについて評価した結果、瓦。が大きいところで10倍（つまり、Usageファクターがおおよそ10倍）になる部位
があり、環境効果が疲労評価に大きく影響する結果となった。

11）Crack

GrowthEvaluationofInteracting

byM．Kamaya（Institute

Nuclear

T．Kitamura（Kyoto

Univ．）

SafbtyParanel

Surface

CracksSystem），and

表面き裂の干渉問題を有限要素法により評価した。2つの表面き裂が段違い位置にある場合は、有限要素メッシュを作成することが困難であるが、これに独自の工夫を行った。き裂が接近する場合、向かい合うき裂の内側先端の応力拡大係数が大きくなるが、同時に外側先端や深さ方向の応力拡大係数も大きくなる。これにより、2つのき裂進展速度は加速されることになるが、この様子がシミュレーションによって模擬された。求まったK値を基に、ASMEのSec．XIに規定されている現行のき裂の合体評価基準に対する新たな基準を提案した。

12）TheEf董bctofTemperature

onthe

Fatigue

Crack

Gmwth

Rate

ofType304Stainless Steelby J．J．Chen（Institute ofNuclear Energy Research，Taiwan），and
Y．S．Shih（Chung・Yuan

Christian

University，Taiwan）

304ステンレス鋼の疲労き裂進展速度を温度の関数として表現する。ただし、式の導出にはヤング率と耐力の温度による変化を考慮し、物理的な意味づけを持たせるように工夫した。式はFormanの式をベースに導出した。式の定数として、応力拡大係数の指数係数と比例係数があるが、指数係数については温度に対して変化しないと仮定した。そして、比例係数をヤング率と耐力の関数として仮定し、試験データで近似すると様々な温度のデータについて求められた式とよく一致することを確認した。

（文責釜谷）

一9一

2・4

SessionrV

Experiments

13）ResultsofflowinducedvibrationtestfbrPWRICISthimbletube
by

K．Ajiki，K．Umeda（Mitsubishi

Heavy

Japan），T．lchikawa，M．Ban（Mitsubishi
Kobe，Japan），and

H．Ichiba（Nuclear

Industries，LTD．Yokohama，

Heavy

Industries，LTD．

Development

Corporation，Tokaim皿a，Japan）
米国、国内の炉内計装用シンブルチューブの摩耗事象を受けて実施した流動振動試験の内容を紹介した。この試験によりシンブルチューブの摩耗は炉内計装案内管内の軸流及び燃料下部ノズルでの乱れた横流れが原因であることを確認した。また、この原因の確認を受け、軸流及び横流れの対策を検討しその効果についても確認した。このうち比較的実機の健全性に影響が少ない
軸流への対策を実施し10年以上の実績があることを紹介した。
14）Theeffbcts

steelp亘or

ofheattreatment

conditions

ofthe

SA508Grade3Class

weldingontoughness

in

HAZ

to

impactbyJ．T．Kim，H．K．Kwon，and

its

B．1．Y＆ng（Materials

Research Team，R＆D Center
Construction Co．，LTD）

DoosanHeavylregionDeveiopment

Industries＆原子炉圧力容器の材料に用いられている低合金鋼（SA508Grade3Class1）の脆性を向上させるためにI

T

r

e

a

t

m

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n

HT（I

n

t

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c

r

i

t

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a

l

H

e

a

t

t〉を焼入れと焼戻しの間に実施する事が望ましいと知られている。しかしながら、溶接部（熱影響部）に対するI

HTの有無の影響を示すデータはほとんどない。よって、ここでは、30tのインゴットから作ったほぼ実機規模の材料から切り出した板を用いて溶接部に対する脆性確
認試験を行った。その結果溶接熱影響部もI HTにより脆性遷移温度も吸収
エネルギーも多くなると言う結果が得られた。これにより、I HTは母材及び溶接部双方に対して優れた熱処理であることが判った。
（この他の2つのプレゼンテーションは当日キャンセルされた。）（文責安食）

一10一

2−5

SessionV（Fa皿ure

15）Fa丑皿e

Assessment

Assessment）
C皿ves

fbrAustenitic

Stainless

Steel

Pipes

with

a

CircumfbrentialCrackataWeldedJoints
byM．Asano，」．FukakuraandM．Kikuchi（Toshiba

Corp．，Japan）

破壊評価ダイアグラムは限界き裂寸法を決めるために広く用いられており、R6法として、あるいは、ASME（米国機械学会）ではCode

Case

N−494として規格に採用されている。

ここでは、CodeCase

N−494で与えられているステンレス鋼の破壊評価曲線の欠陥寸法依存性が検討された。さらに、308ステンレス鋼溶接部を対象に、非時効材とBWRの長期運転を模擬した400℃20，000時間の時効材の破壊評価曲線が検討された。

Code

Case

N−494の破壊評価曲線は、管が軸力を受け、周方向き裂が90Qで深さが管厚50％の場合の破壊評価曲線が定義されている。き裂角度をgooにし、き裂深さを種々変化させて破壊評価曲線を求めたところ、50％以上のき裂深さの破壊評価線図は重なりあって、下限側に位置した。また、き裂深さを管厚の50％にし、き裂角度を変えた場合、goo以下の角度の破壊評価線図は重なりあって、下限側にきた。これらのことから、き裂深さが管厚の50％で角度が90Qの破壊評価線図が下限側の線図になることがわかった。

R6法のオプション1とオプション2を用いて、非時効材と時効材の破壊評価曲線が求められた。時効材の破壊評価曲線は、若干上限側に位置したが、両材料の破壊評価曲線に大きな違いは無いことがわかった。
また、母材の破壊評価曲線はCode Case N・494に近いが、溶接金属の場合、破壊評価線図は高応力レベルで非保守的であり、低応力レベルで保守的である
ことがわかった。

16）：Expenmental

CANDU
by

ApProaches

Feederon

Flow

Accelerated

Corrosion

Behavior

Piping

J．H．Kim，S．H．Kim，1．S．Kim（KoreanAdvanced

Institute

ScienceandTechnology，Korea），Y．W．Park（KoreanInstitute

NuclearSafbty，Korea），and

Research

of

H．S．Chung（Korean

Electric

of

of

Power

Institute，Korea）

CANDU炉フィーダ管の流体加速腐食（FAC）の研究結果が報告された。フ

一11一

イーダ管は約2．5インチロ径のフェライト鋼配管で、圧力管とスチームジェネラ

タァを連結する管で、管内を300℃から310℃の冷却材が高速で流れる。肉厚は約0．25インチあるが、長期間の使用とともに肉厚が減じつつある。そこで、FACの挙動を解明するため、高温回転電極を開発し、オートクレーブ内で減肉の実験が行われた。

溶存酸素やpHをパラメータに回転速度を増加させたときの腐食電位が求められた。腐食電位は、回転速度が増加するとわずかに増加する傾向がみられた。

また、静止状態の水では腐食電位は温度の増加とともに急激に低下したが、回転状態では腐食電位はわずかに減少した。

さらに、FACを抑える方法として磁場を用いる方法も紹介された。磁場は界面拡散層の局部質量移行を増加させて腐食速度を高めた。しかし、酸化の機械的安定生は磁場により高まり、2000rpmの回転中に2500ガウスの磁場をかけると酸化膜厚さのロスが0．16mm／yearから0．10mm／yearに減じた。磁場にっいて、CANDU炉の適用性の質問があったが、フィーダ管と管のスペースが狭く適用までには至っていないとのことであった。

17）

CompahsonofA皿owable

andParameterApproach

by

Two

K．Hasegawa

and

Flaw

Sizes

dehved丘om

Limit

Load

C亘te亘on

K。Miyaza：ki（Hitachi，Ltd．）

定期検査において配管に欠陥が検出された場合、ある評価期間の欠陥の成長を計算して、その大きさが許容される寸法内にあるかどうかは、極限荷重評価法や2パラメータ評価法によって決定される。これらの方法は、規格としてオーソライズされており、日本機械学会規格やASME（米国機械学会）規格でも採用されている。

極限荷重評価法は、欠陥断面の正味応力の大きさをもとにした評価法であり、2パラメータ評価法は線形破壊と塑性崩壊を組み合わせた評価法である。ここでは、周方向に未貫通欠陥の欠陥を有する靭性の高い炭素鋼管について極限荷重評価法で算出される許容欠陥寸法と、2パラメータ法で算出される許容欠陥
寸法が比較された。2パラメータ評価法はASMEのコードケースN494−3が用いられた。

極限荷重評価法で求まる許容欠陥寸法比（肉厚に対する欠陥深さ）は、配管の口径に依存しない。一方、2パラメータ評価法は欠陥深さや配管口径に依存する。

両許容欠陥寸法を比較した結果、下記のことが明らかとなった。

配管口径が小の場合、2パラメータ評価法で与えられる許容欠陥寸法は、極一12一限荷重評価よりも大きい。特に、欠陥角度が大になるほどこの差は大きい。また、配管口径が大の場合、逆に、2パラメータ評価法で与えられる許容欠陥寸法は、極限荷重評価よりも小さい。特に、欠陥角度が小になるほどこの差は大きく、例えば24インチ管でき裂角度が360の場合、2パラメータ評価法で算出される許容深さは約10mmであり、極限荷重評価法では約23mmであった。
欠陥が検出された場合、どちらの評価法を使うべきかとの質問が出たが、発表者自身も考えはなく、今後の課題であるとの回答であった。

18）

The

by

Prediction

Strainofthe

EnergyCrack

Density

byW．S．Yang（Nankai
Taiw＆n），and

Growthusing

Bound、ary

Element

MethodCriterion

College

K．Ting（LunghaofTechnology＆Commerce，
University

ofSciencean（1Technology，Taiwan）
破壊のプロセスを評価する方法としてひずみエネルギ密度法（StrainEnergy
Density Criterion）がある。ひずみエネルギ密度法は数値解析が複雑なことからモード1に対してのみ用いられている。ここでは、混合モードの破壊プロセス

について、ひずみエネルギ密度法を用いた効果的なMulti−domain

Bound＆ry

Element法を述べている。

対象は、一様な軸力を受ける2次元平板で、平板中央には斜めき裂がある場
合が解析された。き裂の傾斜度がパラメータであり、傾斜度が変化した場合の応力分布等の結果が紹介された。

このような解析は原子力と関係があるのかとの質問があった。モードIIのト
ラブルがよくあり、そのために実施しているとのことであった。また、日本でもモードIIの研究がなされているとのコメントもあった。
（文責

一13一

長谷川）

2・6

SessionVI（Material

19）ThebyEmbrittlement）

Fai1皿eAnalysisofSensing

Kuen

Ting（Lunghwa

Line

Recirculation

SystemUniv．，Rep．ofChina），J．S．Yu，S．Y．Chen（INER，Rep．ofChina），and
Rep．ofin

C．T．Tsu（Taiwan

PowerCompany，

China）

台湾のBWR−4発電プラントにおいて、再循環系ライザ管に付設されたセンシ
ングラインの破損が発生した。破面解析、振動試験、および有限要素解析を通じてこの原因を解明した。

破面解析の結果、初期に高速荷重（HighTateloading）によりき裂が発生し、その後高サイクル疲労によりき裂が進展し、破損に至ったことが判明した。高速
荷重を引き起こす原因は、プラント停止時に再循環系ポンプの圧力調整弁の開度によって生じる流力弾性振動であることを振動試験により明らかにした。さらに、実機を模擬した有限要素解析により、破損が生じたセンシングラインにおいて共振が起こり得ることを確認した。

20）

Charactehstics

Ma：king

ofNeutron

SA508−3RPV

Irradiation：Embrittlement

Forging

SteelsHavingHong，Yong

Jun

in

Korean

D迅brent

Refi1血g

Process
by

Bong

Sang

Lee，JunHag

Kim，SeHwan（Doosan

Heavy

Hwa

Chi（KAERI，Korea），and

Ind．ustries

and．Construction

Oh，HyunYoon，Joo

Jeong

Kim

Tae

Co．，Korea）

韓国型標準炉の圧力容器用材料であるSA508−3低合金鋼鍛造材に対する中性子照射脆化の特性について調べた。精練工程の異なる母材3種および溶接金属1種を対象に、未照射材および照射材（照射量1−5×1019n／cm2）のシャルピー試験、

落重試験、破壊靭性試験、J・R試験、引張試験、硬さ試験を実施した。

これら試験の結果、同材未照射材は良好な機械的特性を示し、また照射によるシャルピー遷移温度のシフト、上部棚エネルギの低下、破壊靭性参照温度の遷移は、化学組成の違いに関わらずそれほど顕著ではないことを明らかにした。

一14一

とりわけ、アルミニウムとシリコンにより脱酸したキルド鋼において、中性子照射による脆化はきわめてわずかであった。

21）Studybyon

Flaw：EvaluationfbrPipeswithModerate−Toughness

Nao：kiMiura，Koichi

Kashima（CRIEPI，Japan），Katsumasa

Miyaz＆ki，Masa：kazu

Hisatsune，and

Kunio

Hasegawa（Hitachi，Japan）
靭性が中程度のクラス2、3配管に対し適用可能な欠陥評価クライテリアの確立を目的とした一連の研究成果が報告された。

2パラメータ法の破壊評価曲線を利用して延性き裂進展開始を予測することにより、評価不要欠陥寸法を定めるための一般的な手法を新たに提案した。同手法を用いたパラメータ解析を実施し、軸方向欠陥と周方向欠陥とで評価不要
欠陥寸法を同一と見倣せることを明らかにし、また評価不要欠陥寸法に及ぼす各種因子（管厚、アスペクト比、破壊靭性、負荷応力、管厚比）の影響が破壊力学に基づく予測と定性的に一致することを確認した。

続いて、代表的な中靭性配管材を用いたき裂付き配管破壊試験を実施し、その破壊挙動、載荷荷重が」積分を介した弾塑性破壊力学により良好に予測できることを示した。さらに、実験的に得られたZ係数をクラス1配管に対する現行のZ係数と比較し、中靭性配管に対しても現行のZ係数が適用できる可能性はあるものの、さらなる検討が必要であることが言及された。

21）A

Simpli五edApproach

fbr

the

Estimation

ofTO

Shift

Due

to

I皿adlation

Embrittlement

byJin

Lee，SeokHunKim，YounWonPark（KINS，Korea），

Ho

Volodymyr

Revka，and

Ed．uard．Grinik（lnstitute

fbr

NuclearResearch，Ukraine）
文献データをもとに、圧力容器鋼の照射脆化評価のための手法に関する検討を行った。マスターカーブ法による破壊靭性遷移温度を、米国規格（U．S．

一15一Regulatory

Guide1．99，Rev．2）およびロシア規格（Russian

Code

PNAE

G−7−002−86〉に従い求めたシャルピー遷移温度と比較した。米国規格は照射脆化による破壊靭性遷移温度のシフトを過小評価する傾向にあるのに対し、ロシア
規格によれば破壊靭性遷移温度とシャルピー遷移温度とが良好な一致を示した。

これは、米国規格において照射脆化に伴う材料の降伏強度の上昇を考慮に入れていないためであり、シャルピー遷移温度を決定する際のシャルピー吸収エネ

ルギレベルの設定に際し、脆化の影響を適切に取り込むことにより、米国規格においても良好な遷移温度の予測が可能となることを明らかにした。
（文責

一16一

三浦）

3．古里原子力発電所訪問記（4／17）
釜山からバスで約1時問の北東部海岸に位置する韓国水力・原子力電力㈱の古里原子力発電所を訪問し、この発電所で行われている構造健全性評価、高経年化対策プログラムについて議論を行った。韓国水力・原子力電力㈱は、旧韓国電力（KE P CO）が5つの火力発電会社と1つの水力・原子力発電会社及び1っの送変電会社（現KE P CO）に分離してできた会社の1つであり、現在16基（13，716MW）が稼動しており、さらに10基（10，800MW）が建設或いは計画中である。古里は韓国で最も古い原子力発電所で、現在PW

R4基（3，137MW〉が稼動し、さらにPWR4基（新古里4，800M
W）が建設或いは計画中である。また、この発電所では1，2号機と3，4号機は異なる所長以下の体制で管理されており、今回訪問したのは3，4号機（950×2MW）である。
李光雨機械部長の案内により、P

R館、中央制御室、タービン建屋、廃棄物貯蔵設備等を見学させて頂いた。木製ドア、コントロールパネル等に特徴が認められたが、目本の原子力発電所と概略同様との印象を受けた。しかしながら、要所要所に自動小銃を持った警官が監視しており、日本とは異なる強い緊張感があった。

見学の後、予め連絡しておいたプラント機器の保守にかかわる古里原子力発電所の取り組みについて議論を行った。古里原子力発電所側からは所長、副所長
を始め20名あまりが出席され、李光雨機械部長が韓国における原子力発電の概要から、古里原子力発電所における構造健全性評価や高経年化対策に対する取り組みを説明され、議論を行なった。以下にその内容を要約する。
韓国水力・原子力電力㈱は金融経済省（予算）、通商産業エネルギー省（政策）、科学技術省（安全、ライセンス）の監督下で発電、建設を行っている。韓国では原子力の発電設備容量は27．9％であるのに対し、発電電力量の40．9％を原子力でまかなっている。また、2000年度の稼動率は世界平均76．4％
に対し90．4％と高く、安定したエネルギー源としてますます重要性になって来ている。古里3，4号機は韓国電力が最初にプロジェクトマネージメントを実施したプラントであり、いずれも1977年に計画が決まり、3号機は1985年に、また4号機は1986年に商業運転を開始し、以来高い稼動率を示し、2001年度はいずれも90％を上回っている。この発電所には運転要員のほか機器の構造健全性評価、ライセンスリニューワル、補修／交換などを行うエンジニアリング部門があり、韓国原子力研究所（KAE R I〉等と協力してプラント機器の構造健全性評価、高経年化対策に対する研究、マネージメ

一17一

ントを行なっている。構造健全性評価については長期間メンテナンス、クリテ
ィカル機器マネージメント、予防保全、供用期問中検査の諸プログラムの他、圧力容器の照射脆化評価・対策、原子炉配管の劣化評価、熱交チューブマネー
ジメントプログラム等を実施しており、主にA SME C o d eに基づいて判定しているようである。また、L

B

Bについても韓国電力研究所（KE

P

R

I）

主導で2003年度一杯研究を続ける予定とのことである。高経年化プラントについてはI AEAの規則（N o．50−S G−012）、U Sライセンス更新規則（10C F R50．65，100，10C F R54）及び国内規則（科学技術省のPS

Rガイドライン）に従って運転継続を判断するとのこと。既に、韓国で一番古い古里1号機についてP

a

n

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m

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L

I

M（P

l

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L

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t

i

m

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M

t）プログラムにより技術的、経済的及び法的観点から継続運転に対する内部アセスメントを終了しており、今後オーソライズを進めるとのこと。また、3，4号機についてはP

L

04．6に実施され、古里1号機のP

L

I

Mプログラム等の結果に基づいて、

長寿命機器（L
寿命機器（SohoI

Mプログラムが2002．7〜20

n

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mp

mp

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n

e

n

t

s）と短

o

n

e

n

t

s）に分け

て検討し、特に原子炉圧力容器、炭素鋼配管、S I／RHR配管、蒸気発生器、加圧器、原子炉冷却材ポンプ、熱交換器等の重要機器については経年変化を考慮した管理を行なう計画があるとのことである。今回の訪問により、古里原子力発電所は技術的には韓国原子力安全研究所、電力研究所、大学などの機関に追うところが多いものの、原子力を重要なエネルギー源と位置付け、必要な項
目を積極的に実施しているとの印象を受けた。

（文責淺野）

一18一

4．むすび韓国、日本、台湾と一巡し第4回ワークショップが再び韓国で開かれた。ほぼ2年おきに順調に回を進めてきており、本ワークショップシリーズも軌道に乗ったと言えよう。第1回の頃はまだ東アジアの原子力開発者との交流の重要性はそれぞれ活発になっていなかったがこのところ我国でも大きな関心を持たれるようになった。

そのような意味でも本ワークショップは比較的早い時期からスタートさせてよかったと思っている。第5回は、2004年春に日本がホストとなって開催される予定である。

是非多くの方々が参加されこの方面の東アジアのエンジニア、研究者との交流を深められることを祈っている。

（文責

一19一

矢川）