第１０回 原子力機器健全性国際ワークショップ報告書

2014 年 ６月

The 10th International Workshop on the

Integrity of Nuclear Components

April 16-18, 2014

Paradise Hotel

Busan, Rep. of Korea

一般社団法人　日本溶接協会

原 子 力 研 究 委 員 会

JWES－AE－1401

WorkShop会場にて

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炉 ！ 平 専 一． ノ

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古里発電所にて

はじめに

本資料は、韓国の釜山東部の海岸にある Paradise Hotel にて 2014 年 4 月 16 日～19

日に開催した第 10 回 ASINCO（Asian Society for Integrity of Nuclear Components）ワー

クショップの報告書である。

ASINCO ワークショップの第 1 回は 1996 年 5 月 8 日に韓国、太田にある韓国原子

力研究所（KAERI）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 日間、東京大学山上会

館で開催された。第 3 回は 2000 年 10 月 11～12 日に台湾、桃園にある台湾原子力研

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。第 4 回は

ASINCO 主催のワークショップとして、中国､インドからのゲストも迎えて 2002 年 4

月 15～16 日の 2 日間、韓国済州島で開催された。第 5 回は再び会場を日本に移し、

日本原子力研究所の関西研究所にある多目的ホールにて 2004年 4月 21日～23日に開

催され、第 6 回は 2006 年 4 月 24 日～26 日に台湾の最南端、懇丁市で開催された。第

7回は韓国南部のMuju郡のHotel Tirolにおいて 2008年 7月 2日～4日に開催された。

第 8 回は兵庫県の淡路夢舞台国際会議場にて 2010 年 4 月 14 日～16 日に開催された。

第 9 回は台湾高雄中心部にある The Splendor Kaohsiung ホテルにて 2012 年 4 月 18 日

～20日に開催された。なお第 1回～第 3回ワークショップにおいて発表された論文は、

それぞれNuclear Engineering and Design誌の特集号（Vol.174, No.1, 1997、 Vol.191, No.2,

1999、Vol.214, No.3, 2002）として公表されており、また第 5 回のワークショップの論

文については Solid State Phenomena にて特集号が発刊された。第 6 回～第 8 回のワー

クショップの論文については、International Journal of Pressure Vessels and Piping 誌に特

集号として掲載された。第 9 回ワークショップについても 10 編がまもなく同誌に掲

載される予定である。

今回開催の第 10 回ワークショップでは、前回に引き続き福島事故の特別セッショ

ンが企画され、我が国からは司会と 2 件の当別講演で協力した。

（文責 笠原）

Technical Sessions

Opening Session

Welcoming Address Dr. Y.H. Choi (Chairman of ASINCO, KINS, Korea)

Opening Address Dr. Y.W. Park (President of KPVP, Korea)

Overview of operator’s response for new regulatory requirements in Japan

Mr. H. Kobayashi, S. Nakama, T. Fujino (JAPC, Japan)

Actions taken in Korean after Fukushima accident

Dr. S.H. Song, Y.H. Choi (KINS, Korea)

The latest activities related to structural integrity of nuclear plant structures,

systems, and components in the post Fukushima Daiichi nuclear power station

accident

Mr. S. Yoshida (Tokyo Electric Power Company, Japan)

Session 1: Fracture Mechanics & Dynamic Assessment

Stress intensity factor solution for a surface crack with high aspect ratio subjected

to an arbitrary stress distribution using influence function method

M. Nagai, N. Miura (CRIEPI, Japan), M. Shiratori (Yokohama National Univ., Japan)

Elastic-plastic finite element analysis for reducer with a constant depth internal

circumferential surface crack

S.Y. Wu, B.J. Tsai, J.J. Chen (INER, Taiwan)

Fracture behavior evaluations for ferritic steel piping with circumferential multiple

flaws on the inside surface

T. Ogawa, M. Itatani, C. Narazaki, T. Saito, T. Sasayama (Toshiba Corporation, Japan)

Dynamic impact analysis of a dry storage canister when installing into vertical

concrete cask

C.Y. Lin, T.Y. Wu, C.C. Huang (INER, Taiwan)

Numerical analysis of reinforced concrete structure under steam explosion

conditions

S.H. Kim, Y.S. Chang (Kyung Hee Univ., Korea), S.C. Song, T.S. Hwang (KINS, Korea)

Session 2: Fatigue & Failure Analysis

Comparisons of 2-D and 3-D thermal stress analyses for nuclear class 1

component subjected to thermal loads

K.R. Huang, K.Y. Hsu (INER, Taiwan)

The development of a fatigue-monitoring system for APR1400 nuclear power

plants considering reactor coolant effects

J.S. Park, Y.J. Kim, S.Y. Kang, K.S. Yoon, T.S. Choi (KEPCO E&C, Korea)

Piping thermal fatigue evaluation with consideration of stress frequency response

to fluid temperature

N. Kasahara (Univ. of Tokyo, Japan)

Development of Green’s function using artificial neural network and shape factor

H.O. Ko, M.J. Jhung (KINS, Korea), J.B. Choi (Sungkyunkwan Univ., Korea)

Elastic-plastic failure assessment of cold worked stainless steel

M. Kamaya (Institute of Nuclear Safety System, Inc., Japan)

Session 3: Inspection & Structural Integrity Evaluation

Study of focusing techniques in dissimilar metal welds using phased array

ultrasound

S.J. Song, H.H. Kim, H.J. Kim (Sungkyunkwan Univ., Korea)

Estimation of maximum axial force of anchor bolts in consideration of random

bolt failures

S.R. Lin (National Taiwan Univ., INER, Taiwan), W.F. Wu (National Taiwan Univ., Taiwan)

The effects of residual stress and strain hardening on the burst pressure of

circumferentially cracked U-tube

H.S. Kim, H.J. Shim, C.K. Oh, S.G. Jung (KEPCO E&C, Korea), H.D. Kim (KHNP, Korea)

Investigate on effect of the process variables on residual stress distribution of

induction heating bended austenitic stainless steel piping

J.S. Kim (Sunchon National Univ., Korea), K.S. Kim, Y.J. Oh, H.Y. Chang, H.B. Park (KEPCO

E&C, Korea)

Integrity assessment of cracked control element drive mechanism nozzles in a

reactor vessel head

K.H. Na, K.S. Lee, S.H. Lee (KHNP, Korea)

Session 4: Materials & Degradation

Comparison of fracture properties in SA508 Gr.3 and Gr.4N high strength low

alloy steels for advanced pressure vessel materials

M.C. Kim, S.G. Park, B.S. Lee (KAERI, Korea), K.H. Lee (KINS, Korea)

Applicability of miniature C(T) specimen to evaluation of fracture toughness for

reactor pressure vessel steel

T. Murakami, T. Hirota, H. Sakamoto, K. Yoshimoto, (MHI, Japan), T. Sugihara (NDC, Japan), S.

Sakaguchi, T. Oumaya (KEPCO, Japan)

Evaluation of PWSCC crack growth rate of cold-worked alloy 690

S.W. Kim, Y.S. Lim, D.J. Kim, S.S. Hwang, H.P. Kim, M.J. Choi (KAERI, Korea)

Evaluation of the recovery of thermal aging embrittlement of CF8M cast stainless

steels after reversion heat treatments

H. Jang (KEPCO NF, Korea), C. Jang, S. Hong (KAIST, Korea), J.G. Lee (KHNP, Korea)

Investigation on the effects of irradiation induced degradation for pressurized

water reactor internal components in Korea

J.S. Yang, S.J. Oh, S.Y. Won, S.M. Jeong, J.G. Lee (KHNP, Korea)

Session 5: Risk & Probabilistic Fracture Mechanics

International round robin analysis of probabilistic fracture mechanics for reactor

pressure vessel during cool-down and LTOP event

Y. Kanto (Ibaraki Univ., Japan), K. Onizawa (JAEA, Japan), K. Osakabe (MHRI, Japan), S.

Yoshimura (Univ. of Tokyo, Japan)

A study on probabilistic fracture mechanics for the reactor pressure vessels during

pressurized thermal shock

R.F. Liu, H.W. Chou, C.C. Huang, K.R. Huang (INER, Taiwan)

Benchmark analyses on probabilistic fracture mechanics code, PRO-LOCA

S.H. Kim, J.S. Park, J.H. Lee (KINS, Korea), E.S. Yun, J.S. Yang, J.G. Lee (KHNP, Korea), H.S.

Park, Y.J. Oh, S.Y. Kang, K.S. Yoon (KEPCO E&C, Korea), D.J. Shim (EM Corp., USA)

Probabilistic analysis of PWR reactor pressure vessel under pressurized thermal

shock

A.T. Nguyen, K.T. Chen (National Chung Hsing Univ., Taiwan), L.H. Wang, Y.C. Li, T.L. Kuo,

C.W. Fan (ITRI, Taiwan), K. Ting (Lunghwa Univ. of Sci. & Tech., Taiwan)

Failure probability analyses for PWSCC and NiSCC in Ni-based alloy welds

M. Udagawa, J. Katsuyama, K. Onizawa (JAEA, Japan)

Closing Session

Closing Remarks

Dr. Y.H. Choi (Chairman of ASINCO, KINS, Korea)

Dr. C.C. Huang (Institute of Nuclear Energy Research, Taiwan)

Professor N. Kasahara (University of Tokyo, Japan)

Organizing Committee

Chairman

Dr. Young-Hwan Choi (KINS, Korea)

Senior Advisory Members

Prof. Genki Yagawa (Toyo Univ., Japan)

Prof. Masanori Kikuchi (Science Univ. of Tokyo, Japan)

Prof. Kuen Ting (Lunghwa Univ., Taiwan)

Dr. Youn-Won Park (KINS, Korea)

Steering Committee Members

Dr. Young-Hwan Choi (KINS, Korea)

Prof. Yoon-Suk Chang (Kyung Hee Univ., Korea)

Prof. Naoto Kasahara (Univ. of Tokyo, Japan)

Dr. Naoki Miura (CRIEPI, Japan)

Dr. Chin Cheng Huang (INER, Taiwan)

Dr. Jien Jong Chen (INER, Taiwan)

目 次

1. ワークショップの全体概要 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 1

2. 原子力機器健全性国際ワークショップ概要 ・・・・・・・・・・・・・・・ 2

オープニングセッション ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 2

セッション 1: Fracture Mechanics & Dynamic Assessment ・・・・・・・・・・ 4

セッション 2: Fatigue & Failure Analysis ・・・・・・・・・・・・・・・・・ 7

セッション 3: Inspection & Structural Integrity Evaluation ・・・・・・・・・・ 9

セッション 4: Materials & Degradation ・・・・・・・・・・・・・・・・・ 12

セッション 5: Risk & Probabilistic Fracture Mechanics ・・・・・・・・・・ 15

3. テクニカルツアー ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 17

4. むすび ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 19

5. 発表論文 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 20

- 1 -

1. ワークショップの全体概要

ワークショップは 5 つの一般セッションに加え、福島第一原発事故対応に関する特

別講演からなるオープニングセッションの計 6 セッションにより構成され、全部で 28

件の講演発表がなされた。内訳は日本から 9 件、韓国から 13 件、台湾から 6 件であ

った。一般セッションのタイトルは以下のとおりである。

セッション 1：Fracture Mechanics & Dynamic Assessment

セッション 2：Fatigue & Failure Analysis

セッション 3：Inspection & Structural Integrity Evaluation

セッション 4：Materials & Degradation

セッション 5：Risk & Probabilistic Fracture Mechanics

日本からは、菊池（東京理科大）、笠原（東大大学院）、関東（茨城大）、吉田（東

京電力）、小林（日本原電）、宇田川（原子力機構）、釜谷（原子力安全システム研究

所）、村上（三菱重工）、小川（東芝）、佐々木（日本溶接協会）、三浦（電中研）の 11

名が参加した。

ワークショップには総勢約 60 名が参加した。原子力構造機器の健全性に関する幅

広い分野にわたるトピックスについて、セッションのみならず休憩時間やバンケット

の場においても活発な議論と情報交換が交わされた。オープニングセッションでは福

島第一原発事故以降の我が国の電気事業者の取り組みとして、福島第一のプラント状

態解析の事例、およびシビアアクシデント対策の現状について特別講演があり、活発

な意見交換が行われたほか、事故後の韓国規制当局における対策の最新状況が報告さ

れた。ワークショップの全体を通じ、Young-Hwan Choi 博士、Yoon-Suk Chang 教授を

始めとする主催者側のきめ細やかな心遣いに触れ、技術交流のみならず人的交流の活

性化の点でもきわめて実りあるワークショップとなった。

ワークショップに先立って ASINCO 運営委員会が開催され、講演発表のうち学術的

価値の高いものを International Journal of Pressure Vessels and Piping の特集号として公

刊することが確認された。また、次回ワークショップを 2016 年に日本で開催するこ

とが決定された。

(文責 三浦)

- 2 -

2. 原子力機器健全性国際ワークショップ概要

オープニングセッション

Overview of operator’s response for new regulatory requirements in Japan

H. Kobayashi, S. Nakama, T. Fujino (JAPC, Japan)

日本では、福島第一原子力発電所事故を受けて、原子力発電プラントに対する規制

基準の見直しが進められ、2013 年 7 月に新規制基準が施行された。新規制基準では、

安全性を向上させるため深層防護の層を多層化し、自然災害などの外部事象に対する

対策、シビアアクシデントの防止策、シビアアクシデント下での格納容器の損傷の防

止など各層に対する対策が強化された。現在、日本の事業者は新規制基準に基づいて、

世界最高水準の安全性を追求した安全対策を進めている状況にある。本講演では、日

本原子力発電の敦賀 2 号機、東海 2 号を代表プラントとして、炉心損傷防止策、格納

容器防止策、放射性物質の環境放出防止策の各対策について説明があった。その他、

事故時の多様な水源の確保、航空機衝突や設計を上回る自然災害への対応、緊急時対

策所や中央操作室の居住性、事故時の通信手段などに関する対策の状況について説明

があった。

Actions taken in Korean after Fukushima accident

S.H. Song, Y.H. Choi (KINS, Korea)

韓国での福島第一原子力発電所事故後の安全性向上の取り組みについて説明があ

った。韓国では、事故直後から全原子力施設に対して特別安全点検が実施され、自然

災害に対する頑健性、シビアアクシデントの防止と緩和策の充足性、緊急時対応シス

テムの有効性の確認が進められた。これら点検の結果から、原子力施設の安全性向上

に資する 50 項目のアクション項目が抽出され、2015 年までに完了させる戦略が提示

されている。この戦略は三つのフェーズで構成されている。まず、第一フェーズでは、

抽出した 50 項目に対して、中長期的に対応していくべき包括的な対策の計画が策定

された。次に、第二フェーズでは、各項目に対する詳細な対策の計画が策定されると

ともに、国際的な機関の知見を導入して追加の項目が設定された。最終フェーズでは、

アクション項目や各種の対策について、中長期的な研究や最新知見の動向を踏まえて、

再評価される予定である。

- 3 -

The latest activities related to structural integrity of nuclear plant structures, systems, and

components in the post Fukushima Daiichi nuclear power station accident

S. Yoshida (Tokyo Electric Power Company, Japan)

福島第一原子力発電所では、東北地方太平洋沖地震発生に伴う津波により、原子炉

の冷却機能が喪失し、炉心損傷および放射性物質放出に至った。事故以降、格納容器

や炉心の状況の調査が進められ、事故後の状況が次第に明らかになりつつある。昨年

12 月には、最新の調査状況や今後解決するべき課題をとりまとめたプログレスレポー

トが東京電力から発行されている。本講演では、プログレスレポートを含めて、事故

後に実施された事故プラントの構造健全性に関する活動について報告があった。格納

容器に関しては、MAAP 解析による格納容器内圧の推定と実績との比較、水素発生と

漏えいに伴う原子炉建屋水素爆発の発生プロセス、ロボット等による格納容器内の調

査や解析により推定した格納容器の状況等について説明があった。また、日本機械学

会が策定を進めているシビアアクシデント時の原子炉格納容器の構造健全性評価ガ

イドラインの検討状況が紹介された。

（文責 吉田）

- 4 -

セッション 1: Fracture Mechanics & Dynamic Assessment

Stress intensity factor solution for a surface crack with high aspect ratio subjected to an

arbitrary stress distribution using influence function method

M. Nagai, N. Miura (CRIEPI, Japan), M. Shiratori (Yokohama National Univ., Japan)

応力拡大係数は、き裂先端近傍の応力特異性を表現するための力学パラメータであ

り、原子力発電プラント、航空機、船、橋梁などの構造健全性評価に広く用いられて

いる。JSME 維持規格や ASME B&PV Code Sec. XI には半楕円表面欠陥の応力拡大係

数の評価式が整備されているが、その評価式は欠陥のアスペクト比（a/c）が 1 以下の

場合にしか適用できない。一方、近年原子力プラントの Ni 基合金溶接金属において

アスペクト比が 1 を超える欠陥が検出されている。そこで本報告では、任意の応力分

布において高アスペクト比の欠陥にも適用できる応力拡大係数評価式の整備を行っ

た。評価式は影響関数法に基づいており、FEM 解析により 5 次の応力分布に対する

補正係数を導出した。また、他の評価式との比較を行い、他の評価式の解と良く一致

していることを示すとともに、表面き裂進展プログラム SCANP へ導入した。

Elastic-plastic finite element analysis for reducer with a constant depth internal

circumferential surface crack

S.Y. Wu, B.J. Tsai, J.J. Chen (INER, Taiwan)

周方向内表面き裂を有するレデューサーの J 積分値を精度よく評価するための 3 次

元有限要素モデルを構築した。解析コードには Abaqus を用い、材料構成則には

Ramberg-Osgood 則の応力-ひずみ関係を用いた。また、曲げモーメントによりき裂面

に圧縮応力が作用した場合の挙動を模擬するため、き裂面に接触要素を定義した。曲

げモーメントおよび軸荷重下でのレデューサーの J 積分値と、同じく周方向内表面き

裂を有する配管モデルの J 積分値の比較を行い、両者が良く一致することから、レデ

ューサーの 3 次元有限要素モデルが妥当であることを確認した。本報告にて構築した

3 次元有限要素モデルは、今後レデューサーの安全性評価に活用していくとのことで

あった。

Fracture behavior evaluations for ferritic steel piping with circumferential multiple flaws

on the inside surface

T. Ogawa, M. Itatani, C. Narazaki, T. Saito, T. Sasayama (Toshiba Corporation, Japan)

日本機械学会維持規格には欠陥を有する配管の破壊評価手法が整備されているが、

単一欠陥に対する評価手法のみである。一方、実機では複数の欠陥の発生事例がある

- 5 -

ことから、複数の欠陥に対する破壊評価手法が求められており、近年の研究成果によ

りオーステナイト系ステンレス鋼配管を対象とした複数欠陥に対する破壊評価手法

が提案されている。本報では、2 つの欠陥を有するフェライト鋼配管の 4 点曲げ破壊

試験を実施し、破壊評価手法の検討を実施した。単一欠陥の試験体を 1 体、2 つの対

象な欠陥の試験体と 2 つの非対称な欠陥の試験体をそれぞれ 2 体ずつ製作した。欠陥

角度の合計は 90 度とし、欠陥間隔は 30 度とした。試験の結果、単一欠陥の試験体に

おいては延性き裂進展の影響を無視できず、弾塑性破壊力学に基づいた評価が適切で

あるのに対し、複数欠陥の試験体においては塑性崩壊応力にて破壊荷重を保守的に評

価できることが示された。しかしながら、複数欠陥の試験体の破壊荷重は、欠陥の間

のリガメントの影響が大きいと考えられることから、欠陥の間のリガメントをパラメ

ータとした更なる検討が必要とのことであった。

Dynamic impact analysis of a dry storage canister when installing into vertical concrete

cask

C.Y. Lin, T.Y. Wu, C.C. Huang (INER, Taiwan)

コンクリートキャスク内で乾式貯蔵キャニスタを吊り上げる際のアクシデントを

想定し、落下衝突解析を実施した。3 次元の有限要素モデルを作成し、解析コードは

LS-DYNA を用いた。落下シナリオは 80 mm および 160 mm の高さからキャスク内の

鋼製ペデスタルへの自由落下とした。解析の結果、キャニスタ胴部の塑性変形量は十

分に小さく、放射性物質の漏洩を防止可能であることが示された。また、ペデスタル

のウェブ厚さを薄くすることで、落下時にペデスタルのウェブが座屈して衝撃吸収効

果があることが示された。しかしながら、キャスク下部のエア吸込み口の大規模損傷

は避けなければならず、最適なペデスタルのウェブ厚さの検討を引き続き進めていく

とのことであった。

Numerical analysis of reinforced concrete structure under steam explosion conditions

S.H. Kim, Y.S. Chang (Kyung Hee Univ., Korea), S.C. Song, T.S. Hwang (KINS, Korea)

現在、原子力プラントのシビアアクシデントマネジメントガイドラインの構築が必

要とされており、そのために蒸気暴露や水素燃焼、溶融炉心-コンクリート相互作用

などに関する研究が進められている。本研究では、CFD 解析と FEM 解析の組合せに

より、外面を蒸気に曝された原子炉キャビティの構造健全性を検討した。CFD 解析で

は原子炉キャビティをモデル化しており、破損モードとして BVF（Bottom Vessel

Failure）と SVF（Side Vessel Failure）の 2 通りを、蒸気暴露部位として Bottom location

と Middle location の 2 通りを想定した。解析の結果、圧力履歴に影響を及ぼす主因子

は破損モードであり、蒸気暴露部位の影響は小さいことが示された。また、FEM 解

- 6 -

析ではコンクリート、鋼板、鉄筋、アンカーボルト、配管、RPV および RPV サポー

トモデル化した。解析の結果、発生応力に影響を及ぼす主因子は破損モードであり、

破損モードが SVF の時に発生応力が大きくなることが示された。また破損モードが

SVF の場合、コンクリートおよびアンカーボルトの応力は降伏応力よりも十分に小さ

いが、鉄筋に発生する応力が降伏応力を上回る結果となることが報告された。

（文責 小川）

- 7 -

セッション 2: Fatigue & Failure Analysis

Comparisons of 2-D and 3-D thermal stress analyses for nuclear class 1 component

subjected to thermal loads

K.R. Huang, K.Y. Hsu (INER, Taiwan)

容器のノズルの熱応力を有限要素解析によって示した。とくに、軸対称の 2 次元で

モデル化した場合と、現実の形状に近い 3 次元形状でモデル化した場合の違いに着目

した。解析は ANSYS を使用し、実過渡を模擬した熱過渡解析と、弾性の構造解析に

より熱応力を算出した。形状以外の境界条件や物性は同じものを用い、各時間断面に

おける熱応力を比較した結果、2 次元と 3 次元の結果は概ね一致していたが、必ずし

も 2 次元が安全側というわけではなかった。ただ、累積疲労損傷量を算出すると、2

次元の方が保守的な結果となった。

The development of a fatigue-monitoring system for APR1400 nuclear power plants

considering reactor coolant effects

J.S. Park, Y.J. Kim, S.Y. Kang, K.S. Yoon, T.S. Choi (KEPCO E&C, Korea)

疲労寿命に対する炉水環境の影響を設計と運用時の疲労評価に考慮する規制要求

がある。それに対応した疲労モニタリングに対す取組みが紹介された。韓国の最新型

の PWR プラントである APR1400（新古里発電所 3 号機、建設中）の疲労設計におい

ては、現状の ASME 規格にしたがい大気中設計疲労曲線を用いて疲労損傷が評価され

ており、累積疲労損傷率（CUF）で 0.75 以下が設計目標となっている。ただ、環境効

果も考慮した評価を行うと CUF が大きくなる部位があり、それらの箇所に対するモ

ニタリングを計画している。モニタリングは運用開始とともにはじめ、運用、検査、

補修計画に反映したいと考えている。運転中は、圧力、温度、流量、水位、ポンプ稼

動状況を監視する。多軸応力状態を考慮して応力変化を計算、レインフロー法でカウ

ントするとともに、ひずみ速度から環境効果を見積もる。トータル 85 の過渡を想定

している。環境効果を考慮した疲労評価により、30 箇所がモニタリング対象箇所とし

てピックアップされた（しきい値となる CUF は 0.9 以上との質疑回答）。専用ソフト

ウェアを開発しており、オンライン監視中に環境効果も計算できるようになっている。

Piping thermal fatigue evaluation with consideration of stress frequency response to fluid

temperature

N. Kasahara (Univ. of Tokyo, Japan)

異なる温度の流体が混合する配管合流部で発生する熱疲労評価を行った。変動する

- 8 -

流体温度を周波数分解し、物体への熱伝達を周波数応答関数として記述した。流れの

パターンは流速により壁面噴流、衝突噴流などに分類できるが、温度変動の確率密度

関数は、流れパターンに依存することが明らかになった。この関係を周波数と熱応力

の関係を掛け合わせることで、フローバターン毎の熱応力、さらには繰り返し数に対

する疲労損傷量を算出することができた。この方法を用いることで、日本機械学会の

配管の高サイクル熱疲労に関する評価指針より合理的な評価が実現できる。また、こ

の方法は確率的評価や、熱成層などの他の熱疲労事象に対しても適用できる。

Development of Green’s function using artificial neural network and shape factor

H.O. Ko, M.J. Jhung (KINS, Korea), J.B. Choi (Sungkyunkwan Univ., Korea)

高経年化に伴い疲労のモニタリングが重要になってきている。Green 関数を用いる

と、モニタリングで測定した温度変化から簡便に熱応力を計算することができる。し

かし、従来の Green 関数では材料定数に対する温度依存性が誤差を生む要因となって

いた。そこで、材料の温度依存性を考慮した新たな Green 関数を提案した。材料の温

度依存性を考慮した有限要素解析より、時間と温度の関数となる 3 次元の応力応答関

数を算出する。温度変化を考慮した関数を積分することで、材料定数の温度依存性を

考慮した Green 関数が算出される。その際、有限要素解析結果との誤差を最小にする

よう補正係数を導入した。容器のノズルを対象に熱過渡解析を行い、提案した Green

関数の妥当性を確認した。

Elastic-plastic failure assessment of cold worked stainless steel

M. Kamaya (Institute of Nuclear Safety System, Inc., Japan)

冷間加工した 316 ステンレス鋼を用いて、冷間加工がき裂構造物の破壊強度に及ぼ

す影響を考察した。ロール加工により最大 40%の冷間加工を導入し、引張試験と破壊

靭性試験を行った。冷間加工は材料強度を増加させるが、破壊靭性を低下させた。得

られた材料特性を用いて、周方向き裂を有する曲げ荷重を受ける円筒構造物の破壊強

度を 2 パラメータ法で算出した。構造物とき裂形状を系統的に変化させた解析から、

加工度が小さい場合は、加工度に対して破壊強度が単調増加となり、加工度が 20%を

超えると減少に転じる場合もあった。しかし、いずれの解析条件においても破壊強度

が 0%加工度のそれより低下することはなかった。破壊靭性は低下するものの、強度

の増加と応力・ひずみ曲線の変化が破壊強度を増加させる方向に作用したことによる。

（文責 釜谷）

- 9 -

セッション 3: Inspection & Structural Integrity Evaluation

Study of focusing techniques in dissimilar metal welds using phased array ultrasound

S.J. Song, H.H. Kim, H.J. Kim (Sungkyunkwan Univ., Korea)

溶接金属内の PWSCC に対する超音波探傷試験では、溶接金属の結晶方位により減

衰やノイズが発生するため、検査精度が低下することが知られている。本研究では、

溶接金属内の超音波探傷試験の検査精度を向上させるため、Conventional focusing

techniques、Adaptive focusing techniques、Time reversal techniques の 3 つの検査方法を

取上げ、まずその概要について説明した。次にそれぞれの検査方法において、溶接金

属の結晶方位を考慮した超音波の伝播や反射に関する解析を実施した。この結果、

Time reversal techniques が最も優れていることが分かった。

Estimation of maximum axial force of anchor bolts in consideration of random bolt

failures

S.R. Lin (National Taiwan Univ., INER, Taiwan), W.F. Wu (National Taiwan Univ., Taiwan)

沸騰水型原子炉圧力容器下部スカートの固定用ボルトは ASTM A540-grade

low-alloy carbon steel 製であり、NUREG-1801 ではボルトの降伏応力が 150 ksi （約

1034.2 MPa）以上の場合、応力腐食割れ感受性があるため検査が求められている。本

研究では、全 60 本のボルトうち数本が壊れた場合でも、設計条件を満足するか評価

するため、ボルト破損数を 1 本から 10 本まで変化させた後、ボルト破損位置をラン

ダムに決め、汎用有限要素解析コード ABAQUS を用いて原子炉圧力容器下部スカー

ト部中心に曲げ荷重を与え、それぞれのボルトにかかる荷重を統計的に評価した。今

後、PFM 解析も実施することも検討されていた。

The effects of residual stress and strain hardening on the burst pressure of

circumferentially cracked U-tube

H.S. Kim, H.J. Shim, C.K. Oh, S.G. Jung (KEPCO E&C, Korea), H.D. Kim (KHNP, Korea)

PWR 蒸気発生器の細管に対して製作時の曲げ加工により生じる残留応力を評価す

るため、細管と曲げ加工機の接触や加工後のスプリングバックを考慮した大変形の非

線形有限要素解析を実施した。この結果、曲げ外半径側における内外表面で圧縮応力、

曲げ内半径側における内外表面で引張応力が発生した。さらに、曲げ半径を変えた解

析結果も示されており、曲げ加工半径 Rbend が小さい程引張応力が上昇することが分

かった。曲げ半径が最も小さい場合（ = Rbend t / Rm2 = 0.9）、曲げ内半径側の外表面

で 175 MPa 程度の引張応力となった。これらの解析結果を、軸方向貫通き裂のメッシ

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ュにマップソリューションを用いて反映させた後、内圧によるバーストの解析を実施

した。この結果、残留応力の影響よりも材料の加工硬化の影響の方が大きく、加工硬

化があることで耐バースト性は向上し、最大 40%向上する解析結果となった。この傾

向は AREVA や EPRI の結果と一致した。

effect of the process variables on residual stress distribution of induction heating bended

austenitic stainless steel piping

J.S. Kim (Sunchon National Univ., Korea), K.S. Kim, Y.J. Oh, H.Y. Chang, H.B. Park (KEPCO E&C,

Korea)

オーステナイト系ステンレス配管の加熱曲げ加工により生じる残留応力を評価す

るため、汎用有限要素解析コード ABAQUS を用いて残留応力解析を実施した。配管

外径は 161.04 mm、肉厚は 34.25 mm、加熱温度は 1000～1240C、配管送り速度は 20

mm/min とした。解析における物性値は温度依存性を考慮し、アニール温度は 1040C

に設定した。加工時の配管外面の温度実測値と解析結果は良く一致し、解析における

入熱方法が妥当であることを確認した。加工後の曲げ内半径側、平均半径側及び外半

径側にて肉厚実測値と解析結果を比較すると、曲げ加工終端部で実測との差が見られ

改善の余地があるものの概ね良く一致した。残留応力最大位置は、加工終端部におけ

る曲げ内半径側の内表面であり、500 MPa 程度の軸方向応力及び 450 MPa 程度の周方

向応力が発生することが分かった。さらに、残留応力分布に及ぼす加熱温度、配管送

り速度、曲げモーメント、配管外径、配管肉厚、曲げ半径及び曲げ角度の影響評価を

実施するためパラメトリック解析を実施した。この結果、加熱温度、配管送り速度の

影響は大きく、曲げモーメントの影響は小さいことが分かった。配管外径、配管肉厚、

曲げ半径及び曲げ角度は主に残留応力最大値に影響を及ぼした。

Integrity assessment of cracked control element drive mechanism nozzles in a reactor vessel

head

K.H. Na, K.S. Lee, S.H. Lee (KHNP, Korea)

制御棒駆動機構は Ni 基合金の Alloy600 で製作されており、PWSCC 感受性がある

ことが知られている。本研究では、KHNP で開発した NACIA システム（nickel alloy

crack integrity assessment system）を用いて、韓国で検出された 7 つの PWSCC に対し

て漏えいまでの年数を算出するため、有限要素解析により J 溶接と耐圧試験を考慮し

た運転状態における応力分布を求めた後、ASME の平板解を用いてき裂先端の K 値を

求め、次の検査が実施されるまでの約 1.5 年後のき裂進展量を求めた。この結果、7

つの PWSCC のうち 3つで許容されるき裂深さを超えると予測された。質疑応答では、

き裂深さは非破壊検査試験による結果であり、その検査精度には注意を要するとのコ

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メントと、3 つだけではなく 7 つ全ての PWSCC を Alloy690 により補修したと説明が

なされた。

（文責 宇田川）

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セッション 4: Materials & Degradation

Comparison of fracture properties in SA508 Gr.3 and Gr.4N high strength low alloy steels

for advanced pressure vessel materials

M.C. Kim, S.G. Park, B.S. Lee (KAERI, Korea), K.H. Lee (KINS, Korea)

最新の原子炉圧力容器では、大型化、長期運転（80 年運転）及び革新的な設計を要

求されている。このため、大型化に伴う板厚の増加や、長期運転による照射ダメージ

の蓄積を考慮する必要がある。最近では高い強度を持つ SA508 Gr.3 Cl.2 鋼が AP1000

に適用されている。一方で、KAERI では、SA508 Gr.3 よりも高強度及び高靱性であ

る SA508 Gr.4N に注目している。本報告では SA508 Gr3 Cl.1 及び SA508 Gr3 Cl.2 と

SA508 Gr4N のマクロ組織と機械的特性を比較している。調査の結果、SA508 Gr3 は

典型的なベイナイト構造であり、SA508 Gr4 は Ni と Cr をより高く含んでいることか

らマルテンサイトとベイナイト構造の混合構造だった。また、SA508 Gr4 は SA508 Gr3

と比べて強度及び靱性共に 3 つの SA508 鋼の中で最も優れていた。このことから

SA508 Gr4鋼は機械的特性の観点から原子炉圧力容器鋼として魅力的な材料であるこ

とが報告された。

Applicability of miniature C(T) specimen to evaluation of fracture toughness for reactor

pressure vessel steel

T. Murakami, T. Hirota, H. Sakamoto, K. Yoshimoto, (MHI, Japan), T. Sugihara (NDC, Japan), S.

Sakaguchi, T. Oumaya (KEPCO, Japan)

日本の原子炉圧力容器の照射脆化は、監視試験プログラムに基づき、照射された容

器材の試験片を用いて試験を行うことによりモニタリングされている。日本の PWR

プラントの監視試験カプセルには破壊靭性試験片も含まれているが、カプセルの容量

の制約からその数量は限られている。今後、データのばらつきを考慮してより信頼性

の高い破壊靭性の下限を評価するために、試験後の試験片残材を活用して照射材に対

する破壊靭性データを拡充することが望まれている。このため、シャルピー衝撃試験

片の残材を用いた MinCT 試験片の適用性について検討した。本報告では、国内 PWR

プラントで用いられている未照射の比較標準材を用いて MinCT 試験片及び 1/2T-CT

試験片を製作し、試験及び破壊靭性評価を実施している。試験の結果、参照温度 T0

で各種試験結果の差が 10C 未満となり、特別なマージンを設定しなくてもマスター

カーブが適用出来る目途を得ることができた。今後は、照射材を対象として、試験及

び各種評価を行い、その適用性について検討することが報告された。

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Evaluation of PWSCC crack growth rate of cold-worked alloy 690

S.W. Kim, Y.S. Lim, D.J. Kim, S.S. Hwang, H.P. Kim, M.J. Choi (KAERI, Korea)

690 合金は耐 PWSCC に優れることから 600 合金に代わり PWR の構造材料として

用いられているが、不均質なミクロ組織をもつ 690 合金では、冷間加工により著しい

塑性変形を受けた場合に PWSCC に対して感受性を示し、600 合金と同等もしくはそ

れ以上の進展速度（CGR）を示すことが報告されており、冷間加工に伴う組織変化の

影響の観点から、EBSD による粒界特性と塑性ひずみに着目した研究が行われつつあ

る。本報告では、690 合金の冷間加工材について塑性ひずみの定量化と CGR に及ぼ

す影響を明確にすることを目的として、冷間加工率の異なる材料に対して SCC 進展

試験を行うとともに、局所的な塑性ひずみを EBSD で定量的に評価した。この結果、

冷間加工率の増加に伴い、結晶方位の局所的な変化も増加する傾向が確認され、均質

な粒界炭化物を有する 690 合金ではひずみが主に結晶粒界に蓄積されるのに対し、結

晶粒内にバンド状炭化物を有する不均質材では局所的に高い塑性ひずみが粒内の炭

化物及び粒界に集中することが分かった。著しい冷間加工を受けた 690 合金の不均質

材の SCC進展試験において 600合金とほぼ同等の速い PWSCC進展が認められた理由

として、粒内のバンド状炭化物近傍にひずみが局所的に集中して生じたひずみ領域の

影響が報告された。

Evaluation of the recovery of thermal aging embrittlement of CF8M cast stainless steels

after reversion heat treatments

H. Jang (KEPCO NF, Korea), C. Jang, S. Hong (KAIST, Korea), J.G. Lee (KHNP, Korea)

オーステナイト系のステンレス鋳鋼はバルブ本体やポンプのケーシング、一次冷却

材管等広く用いられているが、PWR の運転温度（280～320C）で熱時効による脆化

の感受性が知られている。熱時効は 550～600C で熱処理することで機械的特性が回

復するが、回復後の再脆化挙動は初期の脆化挙動よりも早いことが知られている。本

報告では、熱時効材及び非熱時効材の熱処理による機械的特性の回復の影響と回復後

の再脆化挙動に対する調査を実施した。調査の結果、熱処理による回復効果は熱時効

材及び非熱時効材共に同様の傾向が見られ、機械的特性は回復する結果が得られた。

更に、再脆化挙動は熱時効前に熱処理することで脆化の程度は低減され、また、熱時

効後に熱処理により回復させた材料の再脆化挙動はそれほど厳しいものではなかっ

たことが報告された。

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Investigation on the effects of irradiation induced degradation for pressurized water reactor

internal components in Korea

J.S. Yang, S.J. Oh, S.Y. Won, S.M. Jeong, J.G. Lee (KHNP, Korea)

40 年を超える運転を考慮した場合、PWR の炉内構造物の劣化の影響を十分に管理

していることを実証することは、健全性の維持と炉内構造物の機能の継続的な保証に

対して必要不可欠である。また、韓国では炉内構造物の高経年化管理の計画と点検の

ガイドラインの改良を進行中である。本報告では、上記を考慮した炉内構造物の評価

手順と手法の紹介及び炉内のバッフル構造の評価結果を示している。バッフル構造で

はバッフルプレートやボルトを含めたモデル構造となっており、評価の結果温度分布

を適切に解析することが出来た。このように、炉内構造物の中性子分布と温度分布は

照射による材料の劣化を調査するために正確に把握すべきであると報告された。

（文責 村上）

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セッション 5: Risk & Probabilistic Fracture Mechanics

International round robin analysis of probabilistic fracture mechanics for reactor pressure

vessel during cool-down and LTOP event

Y. Kanto (Ibaraki Univ., Japan), K. Onizawa (JAEA, Japan), K. Osakabe (MHRI, Japan), S. Yoshimura

(Univ. of Tokyo, Japan)

日台韓中の 4 カ国による、PTS&SGTR 事象に対する国際ラウンドロビン解析プロ

グラムが行われ、その成果は前々回ワークショップ ASINCO8 でまとめられ、IJPVP

に論文として投稿されている。その活動のフェーズ 2 として、原子炉圧力容器の通常

冷却時、および LTOP 事象の破損確率を求めるラウンドロビン解析プログラムが計画

されている。ここでは、その問題の概要と一部の問題に対する予備解析結果が示され

た。また、今後のスケジュールとして、次回 ASINCO ワークショップでラウンドロビ

ン解析結果の参加国でのまとめを発表し、その後、投稿論文としてまとめる予定も示

され、参加希望機関は各国の代表者に連絡することが要請された。

A study on probabilistic fracture mechanics for the reactor pressure vessels during

pressurized thermal shock

R.F. Liu, H.W. Chou, C.C. Huang, K.R. Huang (INER, Taiwan)

PTS&SGTR事象のラウンドロビン問題を FAVORを用いて解析している。温度分布、

応力分布を FAVOR および ANSYS により求め、解析結果が良く一致していることが

示された。破損確率を求め、ASINCO8 で発表されたラウンドロビン解析フェーズ 1

との比較が行われた。感度解析として、過渡事象、検査精度、Cu 成分量、初期 RTNDT、

WPS および初期欠陥寸法分布等の影響が調べられた。その結果、異なるコードを用

いた解析結果でも良い一致を見ていることが示された。このグループはフェーズ 1 を

実施の際予算の関係で参加できなかった経緯があり、今回予算の都合が付き、遅れて

参加した形となっている。今後の貢献が期待できる。

Benchmark analyses on probabilistic fracture mechanics code, PRO-LOCA

S.H. Kim, J.S. Park, J.H. Lee (KINS, Korea), E.S. Yun, J.S. Yang, J.G. Lee (KHNP, Korea), H.S. Park, Y.J.

Oh, S.Y. Kang, K.S. Yoon (KEPCO E&C, Korea), D.J. Shim (EM Corp., USA)

PARTRIDGE 国際ベンチマークプログラムには韓国から KINS、KHNP-CRI、および

KEPCO-E&C が参加しており、PRO-LOCA を用いた結果を示している。まず、

PRO-LOCA に韓国コンソーシアムによって新しく導入された配管貫通き裂の破壊パ

ラメータ評価法とその結果が示され、次に PWR の加圧器サージノズルの異種金属溶

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接部、BWR の給水配管の解析例が様々な入力データの感度解析結果として示された。

討論により、PWSCC のより精度の高い計算式が開発中であること、製造時欠陥の影

響が大きいことなどが示された。

Probabilistic analysis of PWR reactor pressure vessel under pressurized thermal shock

A.T. Nguyen, K.T. Chen (National Chung Hsing Univ., Taiwan), L.H. Wang, Y.C. Li, T.L. Kuo, C.W. Fan

(ITRI, Taiwan), K. Ting (Lunghwa Univ. of Sci. & Tech., Taiwan)

PROSIRベンチマーク解析における PTS問題の解析を FAVORを用いて行っている。

他の解析と比較し、温度分布、応力分布に関しては、良好な結果を得ている。破壊確

率に関しては、比較した他の機関の解析結果とは大きな差が出ているが、FAVOR の

方がより精度の高い解析が行われていると結論づけている。中性子束の影響は小さい

が、Cu 成分量と初期 RTNDT の影響は大きいことが示された。なお、発表を行ったの

はベトナムから台湾に留学している学生であり、こうした東南アジアの学生、研究機

関との連携も考えていく必要があると思われる。

Failure probability analyses for PWSCC and NiSCC in Ni-based alloy welds

M. Udagawa, J. Katsuyama, K. Onizawa (JAEA, Japan)

JAEA が開発している PFM プログラム PASCAL-NP について、その概略の説明と解

析例を示している。PASCAL-NPはNiSCCとPWSCCの解析を目的として開発された。

SCC を考慮するため、起こりうる代表的なき裂タイプとその応力拡大係数の評価法、

および潜伏期間の評価式とき裂進展速度式を実装している。プログラムの有効性を確

かめるため、大飯 3 号機の PWSCC と浜岡 1 号機の NiSCC による漏洩に関する PFM

解析を行っている。解析結果と実際の ISI データとの比較から、本プログラムの妥当

性が示された。さらに、感度解析により、き裂進展速度と溶接残留応力の中央値のみ

でなくバラツキ（標準偏差）の測定および評価が重要であることが示された。PFM が

仮想的事象ではなく、実際に発生した事故に適用され、実機のデータを用いて解析が

行われたことは、PFM 解析技術の実用化が次のステップに移ったことを感じさせた。

（文責 関東）

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3. テクニカルツアー

ワークショップへの参加に先立ち、2014 年 4 月 16 日に釜山市より北東に約 25km

離れた場所にある古里・新古里原子力発電所（Kori Nuclear Plant）を訪問し、原子力

館（Energy farm）及び新古里 3 号機の見学を行った。

まず、原子力館にてスライドで韓国の原子力発電事情の説明があり、韓国では全発

電量 504,863 GWh の内、原子力が 27.0%（138,783 GWh）を占めること、韓国内には

原子力発電所が全 28 基あり（Hanbit 6 基、Kori 8 基、Wolsong 6 基、Hanul 8 基）、23

基が稼働中で 5 基が建設中であることなどが説明された。また、訪問先である古里・

新古里原子力発電所の概要について紹介があった。本発電所は韓国水力原子力会社

（KHNP: Korea Hydro and Nuclear Power）が所有し、古里 1～4 号機（PWR）と新古里

1、2 号機（OPR1000）が現在稼働しており、新古里 3、4 号機（APR1400）が現在建

設中とのこと。なお、敷地内には韓国電力公社国際電力大学院（KINGS: KEPCO

International Graduate School、KEPCO 出資による人材育成機関であり、原子力導入国

の人材育成及び APR1400 の売込みも目的としている）や訓練所（HRDI: Human

Resources Development Institute)もある。

続いて、KHNP のプロモーションビデオが上映され、蔚珍（Uljin）原子力発電所が

ハヌル（Hanul）原子力発電所に改名した理由（蔚珍は行政区域の名称でもあり、住

民の意見を反映して改名した）、建設中の APR1400 の今後の予定（運転開始は来年）、

UAE プロジェクトにおける主契約者（KEPCO）などについて活発な質疑応答が行わ

れた。

その後、一行は原子力館内の見学し、古里・新古里原子力発電所の Site View Tower

で全景を一望した後、新古里 3 号機のタービン建屋及び中央制御室（MCR）を見学し

た。発電所の事務本館は近代的な大きな建物で、入口近くには UAE プロジェクトの

契約を記念した石碑が建てられていた。主タービンは 3LP（7 段）、1HP（7 段）で構

成され、回転数 1800 rpm、翼長 52 インチ（最終段）、総全長 70 m である。海水系の

通水はすでに終わっており、現在は試運転段階で、今年末に運転ライセンスを取得す

る予定とのことである。中央制御室には正面に大型ディスプレイがあり、正面パネル

は原子炉内及び一次系（2 ループ、各ループ SG 1 基、RCP 2 基）、右側パネルは安全

系（SI ポンプ等）及び二次系（タービン等）、左側パネルは補機系（CVCC 等）の主

要パラメータが表示されている。全てデジタル制御であるが、新開発したものである

ため、特に緊急時の冷却などの万一に備え、新古里 1、2 機と同じアナログタイプの

制御盤も併設されている。運転員は 5 名、6 シフトで運転管理を行っており、全員

KINGS で訓練、試験を受けて認証されている。各自 4 つの PC 端末を持ち（運転管理

は 1 台で可能）、端末内にある CPS（Computer Procedure System）によって、必要に応

じて運転手順を確認することができる。

今回の見学では、韓国原子力安全技術院（KINS: Korea Institute of Nuclear Safety）の

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職員が常に同行し、説明や質問対応を積極的に行っていたことが印象的であった。

（文責 小林）

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4. むすび

ASINCO ワークショップは、各国共に新たなメンバーを加えながら世代交代が進み、

東アジアの原子力開発者の人的交流の場として定着しつつある。第 10 回ワークショ

ップは、福島原子力発電所事故から 3 年が経過し、各国でそれぞれの対応を実施して

いる中で、情報共有と次世代に向けてのさらなる交流の継続発展を目的として開催さ

れた。

本ワークショップでは五つの一般セッションに加え、福島第一原発事故に関する特

別セッションが設けられた。通常セッションでは、破壊力学、疲労と破損評価、検査

と構造健全性評価、材料と劣化、リスクと確率論的評価の各分野について活発な議論

が行なわれた。発表内訳は日本から 9 件（内特別講演 2 件）、韓国から 13 件（内特別

講演１件）、台湾から 6 件であった。優れた論文については各国のバランスを考慮し

て、International Journal of Pressure Vessels and Piping 誌に日本 3～4、韓国 4～5、台湾 3

の割合で投稿していく予定である。

また、ワークショップへの参加に先立ち、釜山郊外の新古里原子力発電所を訪問し、

意見交換と設備見学を行った。

これらのワークショップと見学の期間を通して、韓国の主催者側から非常に丁寧な

もてなしをいただいた。こうした現地スタッフの努力の下で、本ワークショップの目

的である技術交流と人的交流を大いに深めることが出来た。特に若手研究者にとって

は、有意義な経験になったと考えられる。

第 11 回は 2016 年に日本で開催する予定であり、開催地候補として仙台と長崎の 2

都市をワークショップの最終セッションで提案した。2014 年内を目標に開催地を決定

し ASINCO のさらなる発展に向けて協力していきたい。

最後に、産学官からの全ての参加者と発表者、およびワークショップの日本開催に

向けて財政面および事務運営面から全面的に支援をいただいた日本溶接協会・原子力

研究委員会の皆様に深く感謝申し上げる。

（文責 笠原）