平成22年度成果報告書

原子力人材育成プログラム事業
（原子力総合技術プログラム）
平成２２年度成果報告書
平成２３年３月
国立大学法人
室蘭工業大学
本報告書は、国立大学法人
室蘭工業大学が、経済産業省からの委託を受けて
実施した事業の成果報告書です。
要旨
１．目的・背景
・室蘭工業大学は「鉄都」室蘭に拠点を置く鉄鋼メーカーとの深い繋がりから鉄鋼材料を
主体に材料研究及び教育に強みを有している。
・平成２０年度、２１年度に採択された「原子力教育支援プログラム」において実施した
“準備段階Ⅰ及びⅡ（以下、「プレスクールⅠ」及び「プレスクールⅡ」）”に引き続き、
平成２２年度は、他大学や学外諸機関との連携を更に拡大・発展させ、開講科目（カリ
キュラム）の充実を図る。
・原子力発電システム全体の理解、原子力発電システム材料に求められる材料具備特性に
関する知識を取得する。
・実際の原子炉構造部材の生産経験をもとにした材料加工・製造技術上のキーポイントを
学習する。
・応力腐食割れ、照射脆化、溶接接合部に固有の現象など原子力発電システムに特有の材
料課題を学習する。
・プレスクールⅠ、Ⅱで実施した「エネルギー材料必修講義（６科目）」および「エネルギ
ー材料実験・実習（４実験＋インターンシップ）」
、「エネルギー材料特別研究・ゼミナー
ル（２科目）」、「エネルギー材料選択講義群（６科目）」に加え、他大学・学外諸機関と
の連携強化科目として「エネルギー材料発展講義群（４科目）」
、「エネルギー材料特別見
学（２科目）
」の講義群を新たに開講し、専門性を一層高める。
２．実施概要
２‐１．エネルギー材料必修講義群（参加学生数：室工大５名（Ｍ１）＋北大２名（随時））
・原子炉構造学：原子炉の種類、発電原理、構造、周辺機器、安全システム等
・エネルギー材料概論：使用材料の種類・特徴、照射損傷、劣化損傷、損傷評価法等
・エネルギー材料製造工学：圧力容器製造プロセス、鍛造技術、塑性加工技術等
・エネルギー材料強度学：材料強度基礎、材料組織/強度相関、構造強度、脆化・疲労、強
度評価法等
・エネルギー材料接合工学：溶接概論、溶接冶金基礎、鉄鋼材料の溶接、原子炉構造と溶
接等
・エネルギー材料電気化学：材料電気化学基礎、応力腐食割れ、照射誘起応力腐食割れ等
２‐２．エネルギー材料実験・実習群（参加学生数：室工大５名（Ｍ１）＋北大１名（随
時））
・圧力容器鋼材強度実験：引張試験、シャルピー衝撃試験、破壊靭性試験
・電気化学実験：沸騰４２％塩化マグネシウム水溶液中にてステンレス鋼の応力腐食割れ
-i-
試験
・接合・溶接実験：低合金鋼とステンレス鋼を用いて、実際にＴＩＧ多層盛溶接を体験
・イオン照射試料強度/組織評価実験：イオン照射によるナノ・ミクロ組織と機械的特性の
変化を調査
・エネルギー材料ものづくりインターンシップ：日本製鋼所室蘭製作所をフィールドに、
実機鋼材（圧力容器用低合金鋼）を使用し、実工程に倣って１/１０スケールの圧力容器
モデル（改良型沸騰水型炉の炉心領域胴部）を製作する。今年度製作部位は、上蓋（２
１年度製作）と胴部リング（２０年度製作）を繋ぐ中間部の「胴フランジ」とする。
２‐３．エネルギー材料特別研究・ゼミナール（参加学生数：室工大６名（Ｍ２））
・エネルギー材料工学ゼミナール：文献輪読、研究紹介等
・エネルギー材料工学特別研究：修士課程論文研究
２‐４．エネルギー材料選択講義群（参加学生数：室工大６名（Ｍ２））
・量子科学：量子反応、弾きだし損傷理論、材料放射化等
・原子炉伝熱・流体工学：原子炉伝熱システム、冷却水システム等
・エネルギー材料品質管理論：工程管理、探傷技術等
・先進エネルギーシステム概論：次世代原子炉、高速増殖炉、核融合炉等
・先進エネルギー材料概論：低放射化鉄鋼材料、酸化物分散強化鋼、SiC/SiC 複合材料等
・ＲＩ実習：照射試料について、照射硬化評価、照射脆化評価、照射損傷組織評価等（東
北大学金属材料研究所附属量子エネルギー材料科学国際研究センター大洗施設にて実
施）
２－５．エネルギー材料発展講義群（参加学生数：室工大６名（Ｍ２））
・エネルギー環境概論：原子力発電と環境、環境影響評価とその推移等
・原子力法規概論：原子炉に関する規制、核物質に関する規制等と諸法令
・原子炉工学：ウラン燃料、プルサーマル等
・核燃料サイクル・バックエンド工学：燃料再処理、バックエンド技術、廃炉と安全性等
３． 成果
・受講学生は、計１３名（室工大博士前期課程１年生：５名、同２年生：６名、北大博士
前期課程１年、２年各１名）であった。
・プレスクールⅠ、Ⅱに引き続き、１/１０スケール原子炉圧力容器モデルを、“インゴッ
ト製作→鍛造→熱処理→材料試験→機械加工→欠陥探傷→外観検査”のような実際の工
程に倣って製作した。今年度製作部位は「胴フランジ」部。
・原子炉圧力容器モデルの製作工程を通じて、実機の製作に実際係わる技術者および研究
者と深い交流を持つことができた。
・東北大学金属材料研究所附属量子エネルギー材料科学国際研究センター大洗施設におけ
るＲＩ実習に５名の学生が参加した。試験炉設備見学では、材料試験炉（JMTR）、高速増
殖実験炉（JOYO）、高温ガス炉（HTTR）などを見学し、材料試験設備や将来炉の現状と今
-ii-
後の進展計画等を理解する。原子炉ファブリケーター見学では、日本製鋼所室蘭製作所
において加工を経験した圧力容器パーツが原子炉メーカーで次工程に進む状況を実地に
体験する。
・プレスクールⅠ、Ⅱに続き、更に一層、原子炉構造材料の生産・保全の重要生や魅力を
理解してもらうことができた。その結果、博士前期課程２年生６名の内３名が、平成２
３年春より原子力関連企業への就職や博士課程への進学（学位取得後は電力関係の進路
希望）を内定するに至っている（２１年度は、６名中４名が原子力関連企業へ就職）。
４．取組の評価と今後の展開
・昨年度に続き本年度においても多くの学生が原子力関連企業等を進路として選んだこと
を考えると、本プログラムは原子炉構造材料分野の重要性や魅力を伝える効果が十分あ
ったものと評価でき、当初期待された成果が十分に達成されたと思われる。
・当初の予定どおり、室蘭工業大学大学院博士前期課程に専門教育課程を設置し、原子炉
構造材料の生産、使用と保全に関する講義、実験、実習の教育プログラムを構築し、材
料技術者として原子力発電システムの生産及び保全に貢献出来る能力を備えた学生を育
成・輩出できる専門教育課程「量子エネルギー材料トラック」を平成２３年度より開設
するための具体的な検討が進められるに至っている。
-iii-
目次
１．はじめに .............................................................................................................
１
１．１
事業実施の背景 ......................................................................................
１
１．２
事業実施の目標等 ...................................................................................
２
２．実施計画 .............................................................................................................
４
２．１
当該年度の計画 ......................................................................................
４
２．２
実施計画の特徴 ......................................................................................
１１
２．３
実施体制とその運営（活動）内容 ..........................................................
１２
３．成果の概要..........................................................................................................
１４
４．当該年度の実施内容及び成果 .............................................................................
１５
実施した教育プログラムの詳細内容 ......................................................
１５
４．１．１ エネルギー材料必修講義群 ..........................................................
１５
（１）原子炉構造学..................................................................................
１５
（２）エネルギー材料概論 .......................................................................
１６
（３）エネルギー材料製造工学 ................................................................
１８
（４）エネルギー材料強度学 ...................................................................
２０
（５）エネルギー材料接合工学 ................................................................
２１
（６）エネルギー材料電気化学 ................................................................
２４
４．１．２ エネルギー材料実験・実習群 .......................................................
２５
（７）エネルギー材料学実験 ...................................................................
２５
a. 圧力容器鋼材強度実験..............................................................
２５
b. 電気化学実験 ............................................................................
２７
c. 接合・溶接実験 .........................................................................
２８
d. イオン照射試料強度/組織評価実験...........................................
３０
（８）エネルギー材料ものづくりインターンシップ................................
３２
４．１．３ エネルギー材料特別研究・ゼミナール.........................................
３２
（９）エネルギー材料工学ゼミナール .....................................................
３２
（１０）エネルギー材料工学特別研究 .....................................................
３４
４．１．４ エネルギー材料選択講義群 ..........................................................
３４
（１１）量子科学 .....................................................................................
３４
（１２）原子炉伝熱・流体工学 ................................................................
３５
（１３）エネルギー材料品質管理論.........................................................
３６
（１４）先進エネルギーシステム概論 .....................................................
３７
（１５）先進エネルギー材料概論 ............................................................
３８
（１６）RI 実習 .......................................................................................
３８
４．１．５ エネルギー材料発展講義群 ..........................................................
３９
４．１
-iv-
（１７）エネルギー環境概論 ...................................................................
３９
（１８）原子力法規概論 ..........................................................................
３９
（１９）原子炉工学..................................................................................
４１
（２０）核燃料サイクル・バックエンド工学 ..........................................
４１
４．１．６ エネルギー材料特別見学 ..............................................................
４２
（２１）試験炉設備見学 ..........................................................................
４２
（２２）原子炉ファブリケーター見学 .....................................................
４２
教育プログラム実施の成果.....................................................................
４４
４．２．１ エネルギー材料必修・選択・発展講義群 .....................................
４４
４．２．２ エネルギー材料学実験..................................................................
４４
a. 圧力容器鋼材強度実験 .....................................................................
４４
b. 電気化学実験 ...................................................................................
４５
c. 接合・溶接実験 ................................................................................
４６
d. イオン照射試料強度/組織評価実験 ..................................................
４７
４．２．３ エネルギー材料ものづくりインターンシップ ..............................
４９
４．２．４ エネルギー材料特別研究・ゼミナール.........................................
４９
４．２．５ アンケート調査の結果..................................................................
５１
４．２．６ 受講証明書の授与 .........................................................................
６１
５． まとめ ...............................................................................................................
６３
５．１
全体のまとめ ..........................................................................................
６３
５．２
今後の計画..............................................................................................
６５
５．３
得られた事業成果に対する自己評価 ......................................................
６７
添付資料
１ .............................................................................................................
６８
添付資料
２ .............................................................................................................
７０
添付資料
３ .............................................................................................................
７２
４．２
-v-
図表一覧
表リスト
表４－１ 得られた DBTT（延性脆性遷移温度）と FATT（破面遷移温度）...............
４５
材料工学コースの科目配置 ......................................................................
６７
表５－１
図リスト
図１－１
エネルギー材料開発研究・教育の拠点 ....................................................
１
図２－１
平成２２年度（本事業）で開講された科目 .............................................
１０
図２－２
本事業の実施体制 ....................................................................................
１３
図４－１
原子炉構造学で使用されたスライド（抜粋） .........................................
１７
図４－２
エネルギー材料概論で使用されたスライド（抜粋）...............................
１９
図４－３
エネルギー材料製造工学で使用されたスライド（抜粋） .......................
２１
図４－４
エネルギー材料接合工学で使用されたスライド（抜粋） .......................
２３
図４－５
電気化学実験で使用されたスライド（抜粋） .........................................
２８
図４－６
原子力法規概論の講義資料（抜粋）........................................................
４０
図４－７
核燃料サイクル・バックエンド工学の講義資料（抜粋） .......................
４２
図４－８
シャルピー衝撃試験片の採取位置 ...........................................................
４４
図４－９
低合金鋼にて計測された吸収エネルギーおよび延性破面率 ....................
４５
図４－１０
応力腐食割れ試験に用いた U 字曲げ試験片 ........................................
４５
図４－１１
SUS３１６Ｌ材において観察された応力腐食割れ ..............................
４６
図４－１２
SA-３８７の寸法 ..................................................................................
４６
図４－１３
溶接継手からの各種試験片の切り出し状況 .........................................
４７
図４－１４
溶接継手のビッカース硬さ分布 ...........................................................
４７
図４－１５
照射面近傍の電子顕微鏡組織（左）と電子回折パターン（右） .........
４８
図４－１６
SRIM シミュレーション結果 .................................................................
４８
図４―１７
インターンシップ作業風景と作製したモデル ......................................
４９
図４－１８
各部品名と製作年度 .............................................................................
５０
図４―１９
原子炉圧力容器モデル（展示用木枠装着外観予想図） .......................
５１
図４－２０
エネルギー材料必修講義群に対するアンケート調査の結果 ................
５８
図４－２１
エネルギー材料実験・実習群に対するアンケート調査の結果 .............
５９
図４－２２
エネルギー材料選択・発展講義群に対するアンケート調査の結果
..
６０
図４－２３
受講証明書 ...........................................................................................
６２
量子エネルギー材料トラックカリキュラム .............................................
６６
図５－１
写真一覧
写真４－１
原子炉構造学の講義風景 ......................................................................
-vi-
１６
写真４－２
エネルギー材料概論の講義風景 ...........................................................
１８
写真４－３
エネルギー材料製造工学の講義風景 ....................................................
２０
写真４－４
エネルギー材料接合工学の講義風景 ....................................................
２２
写真４－５
エネルギー材料電気化学の講義風景 ....................................................
２５
写真４－６
圧力容器鋼材強度実験の実験風景........................................................
２６
写真４－７
電気化学実験の実験風景 ......................................................................
２９
写真４－８
接合・溶接実験の実験風景 ..................................................................
３０
写真４－９
イオン照射試料強度/組織評価実験の実験風景 .....................................
３１
写真４－１０
熱処理作業（平成２２年１１月１９日） .........................................
３２
写真４－１１
試験片の焼き入れ（平成２２年１１月１９日） ..............................
３２
写真４－１２
切削加工見学（平成２２年１１月２５日） .....................................
３３
写真４－１３
超音波探傷試験実習、（平成２２年１２月３日） ............................
３３
写真４－１４
磁粉探傷試験実習（平成２２年１２月１６日） ..............................
３３
写真４－１５
エネルギー材料工学ゼミナール風景 ................................................
３４
写真４－１６
エネルギー材料工学特別研究風景 ....................................................
３４
写真４－１７
量子科学の講義風景 .........................................................................
３５
写真４－１８
原子炉伝熱・流体工学の講義風景 ....................................................
３６
写真４－１９
エネルギー材料品質管理論の講義風景 .............................................
３６
写真４－２０
先進エネルギーシステム概論の講義風景 .........................................
３７
写真４－２１
先進エネルギー材料概論の講義風景 ................................................
３７
写真４－２２
ＲＩ実習風景 ....................................................................................
３８
写真４－２３
エネルギー環境概論の講義風景........................................................
３９
写真４－２４
原子炉工学の講義風景 ......................................................................
４１
写真４－２５
試験炉設備見学風景 .........................................................................
４３
写真４－２６
原子炉ファブリケーター見学風景 ....................................................
４３
-vii-
１. はじめに
１．１ 事業実施の背景
室蘭工業大学は、「鉄都」室蘭に拠点を置く鉄鋼メーカーとの深い繋がりから鉄鋼材料を
主体に材料研究及び教育に強みを有してきており、鉄鋼系原子力材料を含むエネルギー材
料開発研究・教育の北の拠点としての役割を果たしてきた。室蘭に拠点を置く鉄鋼メーカ
ーのうち原子炉構造材料の分野で世界的なシェアを有する日本製鋼所室蘭製作所とは、原
子炉構造材料は勿論次世代原子炉・核融合炉材料やタービン・ローター材料など広くエネ
ルギー関連材料研究において協力を続けてきており、原子力発電システム材料に係る人材
の育成を計画する上でもこの強みは大いに活用できると考えられる（図１－１）
。
本事業では、室蘭工業大学の持つこの利点を生かし、「材料」に主眼をおいて、原子力発
電システムの生産や保全に係る人材育成のための教育プログラムの構築を行う。更にはこ
れを、室蘭を中心とする北海道での材料教育・研究分野の強化に繋げ、ひいては我が国に
おける原子力材料教育・研究分野でのハブとすることを目指す。
具体的には、室蘭工業大学大学院博士前期課程に専門教育課程を設置し、原子炉構造材
料の生産、使用と保全に関する講義、実験、実習の教育プログラムを構築し、材料技術者
として原子力発電システムの生産及び保全に貢献出来る能力を備えた学生を育成・輩出で
・エネルギー材料研究での蓄積された
共同研究実績
原子力用構造材料
核融合炉材料
タービン/
タービン/ローター材料 など
室蘭工業
大学
・日本製鋼所室蘭製作所は原子力構造
材料生産の世界的拠点
原子力人材育成
・原子力人材育成のための相互協力が
可能
・上質な学生の育成
・人材の供給
・講師の派遣
・技術実習指導
・実習の設備や場所、資材の提供
日本製鋼所
室蘭製作所
原子力人材不足
ＪＡＥＡとの連携
・F82H TBM, BA素材
BA素材
・316LN
・JJ1
・日本製鋼所室蘭製作所
・北海道電力
・原子炉ファブリケーター
など。
原子力・エネルギー分野に係る「材料技術者」
の育成・教育プログラム
「エネルギー材料工学コース」
（室蘭工業大学大学院工学研究科・材料工学専攻）
図１－１
「原子力人材育成プログラム」
経済産業省/
経済産業省/文部科学省
エネルギー材料開発研究・教育の拠点
-1-
きる専門教育課程（「量子エネルギー材料トラック」）の設立を目的とする。講師として、
室蘭工業大学、東京都市大学、他大学の教員、原子力関連法人からの講師の他、日本製鋼
所、発電設備技術検査協会の専門家を講師とし、実際の原子炉構造部材の生産経験・実績
をもとにした生の知識を伝授する講義や実習、原子力発電システムにおいて実際に発生し
た材料問題、特に溶接・接合部に起因する問題事例などを題材にしたケーススタディー・
実験を盛り込んだ特色ある専門教育課程とする。
受け入れる学生としては、本学或いは他大学の材料系学科を卒業し本学大学院博士前期
課程に進学するフレッシュマンの他、原子力材料や原子力機器、電力会社等で働く社会人、
アジア地域を主とする海外からの留学生等も対象とする。
本事業により、材料に関する基礎的知識を充分に有し、且つ、原子力発電システム全般
について精通し、更に、現行原子力発電システムを含む核エネルギー生産システムに特有
の材料課題について詳しい知識と経験を身に付けたうえで、必要な材料・部材の製造・創
出、保全に携わる指導的人材の育成が可能になると考えられ、これらの人材は、原子力材
料や原子力機器、電力会社等への有効な人材供給につながるものと期待出来る。
１．２ 事業実施の目標等
本申請で実施しようとする事業は、原子力発電システムの生産や保全に係る人材育成計
画の中でも、「材料」に主眼をおいた事業であり、「材料技術者」としての基礎を有したう
えで原子力発電システムの生産・保全に貢献出来る能力と活力を備えた人材を育成・輩出
しようとするものである。原子力発電システムにおいて発生するトラブルの多くは「材料」
と密接に関連するものが多いと言われるなか、
「材料プロパー」として対処出来る人材を育
成することの重要性は、過去の原子力低迷期に由来する人材不足を補うことのみならず、
「原子力ルネサンス」を背景とした原子力発電の、基幹エネルギー源としての今後の役割
増大もあってより一層大きくなるものと思われ、本事業のような性格を有する人材育成計
画は不可欠であると考えられる。また一方、本事業が目指すような大学教育課程は国内に
おいては極めて僅少であり、本事業の実施は、材料分野における原子力人材育成教育課程
復活の先駆けともなる。
このような視点から、本事業では、
○
原子力発電システム全体の理解、原子力発電システム材料として求められる材料具備
特性に関する知識などの、基礎的な教育
-2-
○
原子炉圧力容器など実際の原子炉構造部材の生産経験をもとにした材料加工・製造技
術上のキーポイント
○ 応力腐食割れ、照射脆化、溶接接合部に固有の現象など原子力発電システムに特有の材
料課題
について、講義、実験・実習を通じ、重点的、集中的且つ実践的に教え込むことを重視し
た、特徴ある教育プログラム（カリキュラム）の構築を目指す。これにより、材料技術者
としての基礎的・一般的な材料知識・素養にプラスして、原子力発電システムの製造や使
用に特有の材料課題に特化した知識・理解力と実践経験を身に付け、機械系技術者など他
分野の技術者と共同して問題解決や保全にあたることの出来る人材、原子炉構造部材など
の製造にあたることの出来る人材、の育成が可能となる。このような人材育成教育プログ
ラムを室蘭工業大学に確立することが、本事業の目標である。
この教育プログラムを実現するために、平成２０年度から平成２１年度までの２カ年を
かけて、室蘭工業大学大学院博士前期課程・機械創造工学系専攻の中に「量子エネルギー
材料トラック」設置の準備を行った。平成２２年度は、他大学や学外諸機関との連携を更
に拡大・発展させ、開講科目（カリキュラム）の充実を図った。
平成２０年度から平成２１年度までのプレスクールⅠ、Ⅱにて実施した「エネルギー材
料必修講義（６科目）」および「エネルギー材料実験・実習（４実験＋インターンシップ）」、
「エネルギー材料特別研究・ゼミナール（２科目）」
、
「エネルギー材料選択講義群（６科目）」
に加え、他大学・学外諸機関との連携強化科目として「エネルギー材料発展講義群（４科
目）」
、「試験炉設備見学」
、「原子炉ファブリケーター見学」の講義群を新たに開講し、専門
性を一層高めた。
それぞれの講義群に含まれる講義、実験・実習等の内容（科目名等）は、２．実施計画
において詳しく述べる。
-3-
２．実施計画
２．１ 当該年度の計画
前述のように、本事業の目標は、
○
原子力発電システム全体の理解、原子力発電システム材料として求められる材料具備
特性に関する知識などの、基礎的な教育
○
原子炉圧力容器など実際の原子炉構造部材の生産経験をもとにした材料加工・製造技
術上のキーポイント
○ 応力腐食割れ、照射脆化、溶接接合部に固有の現象など原子力発電システムに特有の材
料課題
について、講義、実験・実習を通じ、重点的、集中的且つ実践的に教えることの出来る教
育プログラム（カリキュラム）を構築・確立することであり、専門教育課程として室蘭工
業大学大学院博士前期課程の中に「量子エネルギー材料トラック」を設置・運用し、材料
系原子力人材を育成・輩出することである。
具体的な教育プログラム（カリキュラム）は、
①「エネルギー材料必修講義群」
（６科目）
②「エネルギー材料実験・実習群」
（４実験＋インターンシップ）
③「エネルギー材料特別研究・ゼミナール」
④「エネルギー材料選択講義群」
（６科目）
⑤「エネルギー材料発展講義群」
（４科目）
（２科目）
⑥「エネルギー材料特別見学」
（２科目）
の６つの講義群によって構成する。①～⑥の各講義群に含まれる講義、実験・実習等の具
体的な内容（科目）は、以下のように設定する。
①『エネルギー材料必修講義群』
-4-
(１)「原子炉構造学」（１単位）
講義内容： 原子炉の種類、発電原理、構造、周辺機器、安全システム等
担当教員： 吉田
正（東京都市大学原子力安全工学科教授）
(２)「エネルギー材料概論」（１単位）
講義内容： 使用材料の種類・特徴、照射損傷、劣化損傷、損傷評価法等
担当教員： 斎藤英之（室蘭工業大学もの創造系領域教授）
岸本弘立（室蘭工業大学もの創造系領域准教授）
(３)「エネルギー材料製造工学」（１単位）
講義内容： 圧力容器製造プロセス、鍛造技術、塑性加工技術等
担当教員： 佐々木友治（日本製鋼所室蘭製作所原子力グループマネージャー）
小山庸一（日本製鋼所室蘭製作所原子力製品部課長）
畠山
剛（日本製鋼所室蘭製作所品質管理部課長）
(４)「エネルギー材料強度学」（１単位）
講義内容： 材料強度基礎、材料組織/強度相関、構造強度、脆化・疲労、強度評価法等
担当教員： 幸野
豊（室蘭工業大学もの創造系領域教授）
(５)「エネルギー材料接合工学」（１単位）
講義内容： 溶接概論、溶接冶金基礎、鉄鋼材料の溶接、原子炉構造と溶接等
担当教員： 大北 茂（発電設備技術検査協会/溶接・非破壊検査技術センター審議役）
(６)「エネルギー材料電気化学」（１単位）
講義内容： 材料電気化学基礎、応力腐食割れ、照射誘起応力腐食割れ等
担当教員： 佐伯
功（室蘭工業大学もの創造系領域准教授）
世利修美（室蘭工業大学もの創造系領域教授）
②『エネルギー材料実験・実習群』
(７)「エネルギー材料学実験」（２単位）
実験内容： 圧力容器鋼材強度実験、電気化学実験、接合・溶接実験、イオン照射試料
強度/組織評価実験
担当教員： 岸本弘立（室蘭工業大学もの創造系領域准教授）
大北
茂（発電設備技術検査協会/溶接・非破壊検査技術センター審議役）
二瓶秀幸（日本製鋼所室蘭製作所工営）
藤田典之（日本製鋼所室蘭製作所工営）
三野宮節雄（日本製鋼所室蘭製作所工営）
-5-
(８)「エネルギー材料ものづくりインターンシップ」（２単位）
実習内容： 実工程に倣った圧力容器スケールモデルの部分製作
（素材溶解、熱間鍛造、熱処理、切削加工、溶接接合、探傷検査等の一連
の工程を踏んで、圧力容器の製作過程を体験）
担当教員： 中村
毅（日本製鋼所室蘭製作所原子力製品部部長）
小山庸一（日本製鋼所室蘭製作所原子力製品部課長）
本間靖章（日本製鋼所室蘭製作所原子力グループ）
河
卓弥（日本製鋼所室蘭製作所原子力グループ）
③『エネルギー材料特別研究・ゼミナール』
(９)「エネルギー材料工学ゼミナール」（６単位）
講義内容： 文献輪読、研究紹介等
担当教員： 幸野
豊（室蘭工業大学もの創造系領域教授）
斎藤英之（室蘭工業大学もの創造系領域教授）
世利修美（室蘭工業大学もの創造系領域教授）
佐伯
功（室蘭工業大学もの創造系領域准教授）
(１０)「エネルギー材料工学特別研究」（６単位）
実施内容： 修士論文研究
担当教員： 幸野
豊（室蘭工業大学もの創造系領域教授）
斎藤英之（室蘭工業大学もの創造系領域教授）
世利修美（室蘭工業大学もの創造系領域教授）
佐伯
功（室蘭工業大学もの創造系領域准教授）
④『エネルギー材料選択講義群』
(１１)「量子科学」（１単位）
講義内容： 量子反応、弾きだし損傷理論、材料放射化等
担当教員： 室賀健夫（自然科学研究機構・核融合科学研究所教授）
(１２)「原子炉伝熱・流体工学」（１単位）
講義内容： 原子炉伝熱システム、冷却水システム等
担当教員： 坂下弘人（北海道大学エネルギー環境システム部門准教授）
(１３)「エネルギー材料品質管理論」（１単位）
講義内容： 工程管理、探傷技術等
-6-
担当教員：
中村
毅（日本製鋼所室蘭製作所原子力製品部部長）
小山庸一（日本製鋼所室蘭製作所原子力製品部課長）
畠山
剛（日本製鋼所室蘭製作所品質管理部課長）
(１４)「先進エネルギーシステム概論」（１単位）
講義内容： 次世代原子炉、高速増殖炉、核融合炉等
担当教員： 関
昌弘（財団法人高度情報科学技術研究機構理事長）
(１５)「先進エネルギー材料概論」
（１単位）
講義内容： 低放射化鉄鋼材料、酸化物分散強化鋼、SiC/SiC 複合材料等
担当教員： 大貫惣明（北海道大学材料科学専攻教授）
香山
晃（室蘭工業大学もの創造系領域教授）
(１６)「ＲＩ実習」（２単位）
実習内容： 照射試料について、照射硬化評価、照射脆化評価、照射損傷組織評価等（東
北大学金属材料研究所附属量子エネルギー材料科学国際研究センター大
洗施設にて実施）
担当教員： 四竃樹男（東北大学附属量子エネルギー科学国際研究センター教授・セン
ター長）
鳴井
実（東北大学附属量子エネルギー科学国際研究センター助手）
幸野
豊（室蘭工業大学もの創造系領域教授）
⑤『エネルギー材料発展講義群』
(１７)「エネルギー環境概論」（１単位）
講義内容： 原子力発電と環境、環境影響評価とその推移等
担当教員： 堀内則量（東京都市大学原子力安全工学科教授）
(１８)「原子力法規概論」（１単位）
講義内容： 原子炉に関する規制、核物質に関する規制等と諸法令
担当教員： 丹沢富雄（東京都市大学原子力安全工学科教授）
(１９)「原子炉工学」（１単位）
講義内容： ウラン燃料、プルサーマル等
担当教員： 奈良林
直（北海道大学エネルギー環境システム部門教授）
(２０)「核燃料サイクル・バックエンド工学」
（１単位）
講義内容： 燃料再処理、バックエンド技術、廃炉と安全性等
担当教員： 小崎
完（北海道大学エネルギー環境システム部門准教授）
-7-
⑥『エネルギー材料特別見学』
(２１)「試験炉設備見学」
講義内容：
材料試験炉、高温工学試験研究炉、常陽の見学
担当教員：
幸野
豊（室蘭工業大学もの創造系領域教授）
(２２)「原子炉ファブリケーター見学」
講義内容：
株式会社ＩＨＩ、日立製作所、東芝工場見学
担当教員：
幸野
奈良林
豊（室蘭工業大学もの創造系領域教授）
直（北海道大学エネルギー環境システム部門教授）
これら(１)～(２２)の科目のうち、(１)「原子炉構造学」
、(２)「エネルギー材料概論」で
は、原子力発電システム全体の理解、原子力発電システムに特徴的に用いられる材料とそ
れらの具備すべき材料特性、更に中性子照射損傷など原子炉炉心において発生する材料問
題などの基礎的な知識を教授する。 (１１)「量子科学」、(１２)「原子炉伝熱・流体工学」
は、弾き出し損傷理論など(１)、(２)の内容を更に深化させた内容について教授する。以
上の科目は、
「原子力発電システム全体の理解、原子力発電システム材料として求められる
材料具備特性に関する知識などの基礎的教育」に相当する。
(３)「エネルギー材料製造工学」、(８)「エネルギー材料ものづくりインターンシップ」、(１
３)「エネルギー材料品質管理論」では、日本製鋼所室蘭製作所での豊富な原子炉圧力容器
製造経験・実績をもとに、原子力用大型鋼製品製造上の問題や留意点、製造技術の改良・
進歩など、「日本製鋼所室蘭製作所を世界に冠たらしめているもの」について、室蘭製作所
スタッフが詳しく教授する。(８)「エネルギー材料ものづくりインターンシップ」では、
室蘭製作所をフィールドに実機鋼材を使用し実工程に倣って圧力容器モデルを作り上げる
体験実習を行う。これらは、「原子炉圧力容器など実際の原子炉構造部材の生産経験をもと
にした材料加工・製造技術上のキーポイント」に相当する科目である。
(４)「エネルギー材料強度学」、(５)「エネルギー材料接合工学」、(６)「エネルギー材料
電気化学」、(７)「エネルギー材料学実験」、(１６)「ＲＩ実習」は、照射脆化予測の材料
学的背景や強度評価法、原子炉構造と接合・溶接技術、応力腐食割れについてのメカニズ
ムや実際の発生例、材料面での割れ防止対策や工夫などについて教授する。(７)「エネル
ギー材料学実験」では、圧力容器用鋼の強度評価実験（引張試験、衝撃試験、破壊靭性試
験など）の他、応力腐食割れについての模擬実験、TIG 溶接法により実際に溶接を行う溶接
実習、イオン照射試料を用いた照射脆化の体験実験など、原子炉構造材料に特有の材料課
題に的を絞った実験が盛り込まれる。これらの科目は、「応力腐食割れ、照射脆化、溶接接
-8-
合部に固有の現象など原子力発電システムに特有の材料課題」をカバーする科目である。
(１４)「先進エネルギーシステム概論」、(１５)「先進エネルギー材料概論」においては、
次世代のエネルギーシステムとして次世代原子炉、高速増殖炉、核融合炉等を取り上げ、
その特徴や直面している材料課題について概説するとともに、次世代システムの極限環境
下で使用が検討されている先進材料（低放射化鉄鋼材料、酸化物分散強化鋼、SiC/SiC 複合
材料等）のミクロ組織、機械的特性、耐食性、耐照射特性等について教授する。
(９)「エネルギー材料工学ゼミナール」、 (１０)「エネルギー材料工学特別研究」では
文献輪読や研究紹介等を行うとともに、現在直面しているもしくは近い将来問題となる原
子炉構造材料の生産・保全に関連した課題を新たに提起させ、その解決に向けた材料工学
的アプローチを各自検討のうえ紹介させる。必要であれば、文献調査に加え実験も行わせ
る。
エネルギー材料発展講義群の４科目は、原子力エネルギーをとりまく社会的視点および
原子力エネルギーシステムのライフサイクルに視点をおいた科目であり、ゼミナールネッ
トワークを活用することによって、他大学・機関の人文系専門家を講師とするものである。
エネルギー材料特別見学では、プレスクールⅠ・Ⅱでのインターンシップ（日本製鋼所室
蘭製作所）・実習（東北大学量子エネルギー材料科学国際研究センター）に加え、エクスペ
リエンスネットワークを利用した日本原子力研究開発機構の施設・設備（ＪＭＴＲ、ＨＴ
ＴＲ、ＪＯＹＯ、Ｊ－ＰＡＲＣ等）の見学や、原子炉システムの実際の作製企業の現場見
学、原子力安全基盤機構の柏崎耐震安全センターの見学を盛り込むことによって、座学に
よっては得られない経験・体験の充実を図る。
上記６つの講義群について、平成２０年度および平成２１年度においては、プレスクー
ルとして、①「エネルギー材料必修講義群」、②「エネルギー材料実験・実習群」、③「エ
ネルギー材料特別研究・ゼミナール」および④「エネルギー材料選択講義群」の４つの講
義群を開講した。平成２２年度は、これらの講義群に加え、⑤「エネルギー材料発展講義
群」および⑥「エネルギー材料特別見学」を新たに開講した。開講の形式は、これまでと
同様、集中講義あるいは集中実験・実習の形とし、①、②の科目を履修した博士前期課程
１年の学生、③、④、⑤、⑥を履修した博士前期課程２年の学生に対してそれぞれ「修了
証」を授与した。開講時期としては、主に平成２２年度夏季休業期間を充てた。以上のプ
ロセスの概略を図２－１に纏める。これにより、大学院博士前期課程の中に「量子エネル
ギー材料トラック」として、原子力発電システムに関する基礎知識や、原子力発電システ
ムに特有の材料課題について集中的且つ実践的に学ばせることの出来る教育プログラム全
体が実現出来ることになり、本事業の目標が達成される。平成２３年度以降は、本事業の
-9-
支援を離れ、室蘭工業大学独自の専門教育課程として自立することを目指す。
図２－１
平成２２年度（本事業）で開講された科目
平成２３年度以降に「量子エネルギー材料トラック」の設立を図ることは、室蘭工業大
学の学科再編・専攻再編計画とも時期をほぼ同じくしており、学科・専攻再編の流れの一
つとして「量子エネルギー材料トラック」設立を提案できることは本事業にとって極めて
好都合であり、時宜を得た提案として位置付けられる。日本製鋼所室蘭製作所との幅広い
連携実績を背景に、室蘭工業大学として更に一層緊密な協力関係を築くべきであるとの学
内認識が底流にあることも、「量子エネルギー材料トラック」設置を積極的に後押しする要
素である。
大学生の「原子力離れ」は依然止まないと言われるが、室蘭工業大学の材料系学部学生・
大学院生の場合、日本製鋼所室蘭製作所や北海道電力泊原子力発電所への頻繁な見学実習
機会を与えていることなどにより、原子力材料はもとより原子力発電そのものに対する潜
在的興味も高まりつつあって、「量子エネルギー材料トラック」の設置は学生の志向にタイ
ミング良く応えることに繋がるとともに、将来室蘭工業大学のフラッグシップ的教育分野
-10-
としての発展への素地形成にも繋がる。このことも更に「量子エネルギー材料トラック」
設置への原動力となる。このような気運の中で「原子力教育支援プログラム」が提供され
ることは、室蘭工業大学にとっては天恵であるといえる。
２.２ 実施計画の特徴
本事業における教育プログラムは、原子力発電システム用材料の生産とそれらの使用に
際しての特徴的且つ特有の現象に関する専門的な知識を集中的、実践的に学ぶことの出来
る教育プログラムとなっており、従来の「原子力工学」教育分野には見られない、「材料」
を中心とした特徴ある教育プログラムである。
一つには、「鉄都」室蘭に所在する日本製鋼所との連携を生かし、原子炉の主要構造体で
ある圧力容器を、縮小モデルではあるが実工程に倣って作製する実習を設置していること
が、実践的学習を重要視するうえで特徴的である。約１/１０の圧力容器スケールモデルの
一部分（改良型沸騰水型炉の炉心領域胴部）ながら、実機使用材料を扱うことや熱間鍛造、
塑性加工、切削加工、溶接、探傷検査など実際の製造過程を経ることで、講義知識の活用
能力を高めることが可能となる。日本製鋼所室蘭製作所の所内で行う実習であることも特
徴であり、実機の製作に直接係る室蘭製作所スタッフとの交流も大きな教育効果に繋がる。
次に、
「接合・溶接」等の、極めて重要且つ不可欠な材料工学上の教育項目でありながら、
これまでの材料工学教育では軽視されてきた領域についての講義や実験・実習、さらに、
原子炉炉心構造材料にとって極めて重要な課題である「応力腐食割れ」などを扱う「材料
電気化学」に関する講義・実験を含むカリキュラム内容となっていることは、原子力発電
システムの保全に係る材料技術者の育成という観点から、大きな特徴であるといえる。「接
合・溶接」に関して講義や実習を担当出来る教員は、室蘭工業大学を含め我が国の大学に
は殆ど見当たらないのが現状であり、本事業では発電設備技術検査協会/溶接・非破壊検査
技術センター（JAPEIC/NDE センター）の専門家を講師として招く。JAPEIC/NDE セン
ターに「接合・溶接」を担当してもらうことにより、溶接・接合技術に関する基礎知識の
伝授、溶接・接合実習指導はもとより、溶接・接合部に起因するトラブル事例を原子力分
野に特化し体系化して教授出来ることは、本事業の特筆すべき特徴である。
東北大学金属材料研究所附属量子エネルギー材料科学国際研究センター（茨城県大洗町）
や東京大学重照射研究設備（茨城県東海村）などにおいて、通常は体験することの出来な
い放射化試料や被照射試料を用いた実験を取り入れていることも特徴であり、照射脆化な
ど原子力材料に特有の材料劣化現象について体感的に理解を深めさせることが出来る。室
蘭工業大学と包括連携協定を結ぶ東京都市大学から講師を招く計画であることも意義深い
-11-
特徴である。東京都市大学は、本事業計画と同様に原子力エネルギー分野での人材教育を
すすめており、包括連携協定を踏まえ互いに協力を行うことは、原子力人材育成の幅広い
拠点形成に繋がる点で重要である。
ゼミナールネットワークを活用した「エネルギー環境概論」や「原子力法規概論」など
の人文系科目を取り入れたカリキュラムとしていることも大きな特徴であり、他大学・機
関などの、室蘭工業大学の有しない専門家を講師として活用できることもゼミナールネッ
トワークの利点である。
座学や室内での実験を離れ、ＪＭＴＲやＪＯＹＯなど我が国の代表的な試験炉・研究炉
を実地に訪ね見学を行うことや、実際の原子炉システムファブリケーターの現場を目の当
たりにすること、安全性に主眼をおいた試験研究設備の活動内容を詳細に見学できること
も、実践的であることを特徴とする本事業の強い特徴である。
２.３ 実施体制とその運営（活動）内容
本事業の実施体制を図２－２に示す。松山春男 教授（室蘭工業大学、教育研究担当理事）
が、ジェネラルマネージャーとして事業全体を統括することとし、幸野
豊 教授（室蘭工
業大学、本申請の事業代表者 兼 連絡担当窓口）が、プロジェクトマネージャー/ディレク
ターとして補佐を行うとともに代表者・責任者として事業実施にあたる。これに加え、学
外の担当部署との密接且つ円滑な連携を保つため、東京都市大学、日本製鋼所、発電設備
技術検査協会各々との連絡・調整担当者として、渡辺
健 室長（東京都市大学、国際産学
官連携室）、村井悦夫 所長（日本製鋼所室蘭製作所）、本田
隆 副センター長（発電設備
検査協会、溶接・非破壊検査技術センター）を連携コーディネーターとして置く。北海道
大学（大貫惣明教授、材料科学専攻）等の他大学・研究機関及び北海道電力等北海道内企
業との連絡・調整は、幸野
豊 教授が主として担当する。これらの連携全体についての管
理は、石坂淳二 産学官連携コーディネーター（室蘭工業大学、地域共同研究開発センター）
がチーフ連携コーディネーターとして担当する。石坂淳二チーフ連携コーディネーターは、
幸野
豊 教授とともに北海道電力等の北海道内企業との連絡・調整にもあたる。以上の組
織（プロジェクト統括チーム）が、本事業遂行のエンジンとしての役割を果たすこととな
る。さらに、本事業遂行上必要な経理部門を取り扱う経理マネージャーを置き、室蘭工業
大学・地域連携推進課 課長がこれにあたる。
プロジェクト統括チームのもと、室蘭工業大学、東京都市大学、日本製鋼所、発電設備
技術検査協会、他大学等、の５つの事業実施ユニットから講義担当者を出し、「エネルギー
材料必修講義群実施チーム」、「エネルギー材料実験・実習群実施チーム」（「エネルギー材
-12-
プロジェクト ジェネラルマネージャー： 松山春男 教授（室蘭工業大学 教育研究担当理事）
図２－２
本事業の実施体制
-13-
（国際産学官連携室）
エネルギー材料
実験・実習群
実施チーム
（エネルギー量子工学専攻）
本多照幸 准教授
（エネルギー量子工学専攻）
丹沢富雄 教授
（エネルギー量子工学専攻）
岡田往子 准教授
（エネルギー量子工学専攻）
吉田 正 教授
（日本原子力研究開発機構
那珂核融合研究所）
室賀健夫 教授
（自然科学研究機構
核融合科学研究所）
四竃樹男 教授・センター長
（東北大学量子エネルギー
科学国際研究センター）
関 昌弘 前所長
（北海道大学材料科学専攻）
大貫惣明 教授
他大学 等
室蘭工業大学地域連携推進課長
経理マネージャー：
＊） ＭＭ連携： 室蘭工業大学・武蔵工業大学連携
ＭＪ連携： 室蘭工業大工・日本製鋼所連携
ＭＨ連携： 室蘭工業大学・発電設備技術検査協会連携
エネルギー材料
特別研究・ゼミナール
実施チーム
（溶接・非破壊検査
技術センター）
本多 隆 副センター長
（溶接・非破壊検査
技術センター）
堀井 行彦 特任参与
（溶接・非破壊検査
技術センター）
大北 茂 審議役
発電設備技術
検査協会
エネルギー材料
選択講義群
実施チーム
（室蘭製作所）
相澤大器 係長
（室蘭製作所）
小山庸一 課長
（室蘭製作所）
中村 毅 部長
（室蘭製作所）
村井悦夫 所長
（鉄鋼事業部）
楠橋幹雄 技監
日本製鋼所
石坂淳二 教授（室蘭工業大学）
渡辺 健 室長（東京都市大学）
村井悦夫 所長（日本製鋼所室蘭製作所）
本多 隆 副センター長（発電設備技術検査協会/
溶接・非破壊検査技術センター）
チーム メンバー： 各大学講義担当教員、各大学実験・実習担当教員
日本製鋼所担当者、発電設備技術検査協会担当者
エネルギー材料
必修講義群
実施チーム
（もの創造系領域）
佐伯 功 准教授
（もの創造系領域）
駒崎慎一 准教授
（もの創造系領域）
岸本 弘立 准教授
（もの創造系領域）
世利修美 教授
（もの創造系領域）
香山 晃 教授
（もの創造系領域）
渡辺 健 室長
東京都市大学
チーフ連携コーディネーター：
連携コーディネーター（ＭＭ連携担当＊）：
連携コーディネーター（ＭＪ連携担当＊） ：
連携コーディネーター（ＭＨ連携担当＊） ：
（もの創造系領域）
斎藤英之 教授
プロジェクト統括チーム
プロジェクト マネージャー/ディレクター： 幸野 豊 教授（室蘭工業大学）
室蘭工業大学
幸野 豊 教授
原子力人材育成を目指した
「エネルギー材料教育プログラム」プロジェクトチーム
料特別見学」についても担当）、「エネルギー材料選択講義群実施チーム」（「エネルギー材
料発展講義群」についても担当）、「エネルギー材料特別研究・ゼミナール実施チーム」の
４つの講義実施チームが編成される。
３. 成果の概要
1.
受講学生は、計１３名（室工大博士前期課程１年生：５名、同２年生：６名、北大博士
前期課程１年、２年各１名）であった。
2.
プレスクールⅠ、Ⅱに引き続き、１/１０スケール原子炉圧力容器モデルを、
“インゴッ
ト製作→鍛造→熱処理→材料試験→機械加工→欠陥探傷→外観検査”のような実際の工
程に倣って製作した。今年度製作部位は「胴フランジ」部。
3.
原子炉圧力容器モデルの製作工程を通じて、実機の製作に実際係わる技術者および研究
者と深い交流を持つことができた。
4.
東北大学金属材料研究所附属量子エネルギー材料科学国際研究センター大洗施設にお
けるＲＩ実習に５名の学生が参加した。試験炉設備見学では、材料試験炉（JMTR）、
高速増殖実験炉（JOYO）、高温ガス炉（HTTR）などを見学し、材料試験設備や将来
炉の現状と今後の進展計画等を理解する。原子炉ファブリケーター見学では、日本製鋼
所室蘭製作所において加工を経験した圧力容器パーツが原子炉メーカーで次工程に進
む状況を実地に体験する。
5.
プレスクールⅠ、Ⅱに続き、更に一層、原子炉構造材料の生産・保全の重要生や魅力を
理解してもらうことができた。その結果、博士前期課程２年生６名の内３名が、平成２
３年春より原子力関連企業への就職や博士課程への進学（学位取得後は電力関係の進路
希望）を内定するに至っている（２１年度は、６名中４名が原子力関連企業へ就職）。
6.
本事業の成果を受けて、平成２３年度は機械創造工学系専攻材料工学コース内に「量子
エネルギー材料トラック」を設立する。
-14-
４. 当該年度の実施内容及び成果
４.１ 実施した教育プログラムの詳細内容
４.１.１ エネルギー材料必修講義群
(１) 原子炉構造学
平成２２年９月２日（１０：００～１７：１５）、３日（９：００～１５：４５）の両日、
吉田正教授（東京都市大学・原子力安全工学科）による「原子炉構造学」が行われた。講
義は K１０５室にて行われ、全受講生が出席した。講義風景を写真４－１に掲載する。ま
た、講義で使用したスライドを抜粋して図４－１に示す。
【講義内容】
１．原子力平和利用の成り立ち（原子力の成り立ちと役割）
・エネルギー事情
・原子核とは？
・太陽電池による発電
・原子力発電の原理
・原子力発電の長所、短所
・プルトニウムの再利用
・資源論から見たエネルギー供給問題
２．原子炉の物理と基本構造
・ウラン
・核分裂の発見
・中性子束と中性子反応断面積
・原子炉の基本構造
・中性子を仲立ちとした核分裂連鎖反応
・臨界とは
・原子力利用を可能にした３つの奇蹟
・原子炉の動特性
・原子炉の種類
３．軽水炉の構造とその特性
・ＰＷＲとＢＷＲ
・ＢＷＲのしくみ
・ＰＷＲのしくみ
-15-
写真４－１
原子炉構造学の講義風景
４．高速炉の構造とその特性
・高速増殖炉（ＦＢＲ）のしくみ
・軽水炉との特性比較
５．原子炉安全と燃料サイクル
・軽水炉の安全性
・原子燃料サイクル
６．原子力の現状と未来
・原子力ルネサンス
・改良型原子炉
・原子力回帰
(２) エネルギー材料概論
平成２２年９月６日（１０：００～１７：１５）、７日（１０：００～１６：３０）の両
日、岸本弘立准教授（室蘭工業大学・もの創造系領域）による「エネルギー材料概論」が K
１０５室にて行われた。講義内容は下記のとおりであり、全受講生が出席した。講義風景
を写真４－２に掲載する。また、講義で使用したスライドを抜粋して図４－２に示す。
【講義内容】
核分裂や核融合など原子力利用したエネルギーシステムにおいて、信頼性、安全性およ
び炉寿命など様々な重要な要素がシステムを構成する材料の特性と密接に関わっている。
原子力・核融合材料学は原子力工学と材料工学の境界上に位置して、両分野にまたがる深
い理解と知識が必要とされる分野である。材料特性変化の特徴としては一般構造材料にお
ける熱力学的に安定な方向に向う動きに、核反応によって生じる粒子線、反応生成物など
-16-
Boiling Wate Reactorの略称、
「沸騰水型原子炉」。米国
ANLの研究から生まれ、ゼネ
ラルエレクトリック（GE)社が実
用化した。 （東京電力他北日
本に多い）。東芝、日立
蒸気乾燥機
280℃,70気圧
気水分離器
40℃,0.1気圧
ABWR
出典：Nuclear Energy
In the 21st Century
図４－１
原子炉構造学で使用されたスライド（抜粋）
によって熱力学的に不安定な方向への駆動力が加わり、両者のバランスによって材料特性
が決まるという点が挙げられる。また材料選定における特徴としては、稼動時に必要な材
料特性が確保されることに加え、廃棄処分時に必要な安全性が確保され、可能な限りの社
会的コンセンサスが得られること、という制限が加わる点である。エネルギー材料の理解
には材料学・原子力工学だけでなく物理学から政治経済学まで広い知識が必要である。
本講義では、現在の主要な原子炉である軽水炉に用いられている材料を中心に、核融合
炉材料および最近のエネルギー材料のトピック、そしてエネルギー材料での特徴的である、
核反応によって生じる粒子線照射により材料特性が変化する「照射効果」の紹介を行う。
目標としては原子力の知識が全く無い学生に、エネルギー材料と照射効果のアウトライン
をつかんでもらうことであり、原子力人材教育プログラムにおいて出会うであろう様々な
専門用語の知識を獲得してもらうことである。本講義は下記の章立てで行う。
1. 原子核・放射線・核エネルギー
2. 照射効果
3. 核燃料
-17-
写真４－２
エネルギー材料概論の講義風景
4. 燃料被覆管材料
5. 原子炉構造材料
6. 核融合炉材料
7. 最近のエネルギー材料開発
(３) エネルギー材料製造工学
平成２２年９月９日（１０：００～１７：１５）、１０日（９：００～１５：４５）の両
日、佐々木友治氏（日本製鋼所室蘭製作所原子力 G マネージャー）、小山庸一氏（日本製鋼
所室蘭製作所原子力製品部課長）、畠山
剛氏（日本製鋼所室蘭製作所品質管理部課長）に
よる「エネルギー材料製造工学」が Y１０３室にて行われた。講義内容は下記のとおりであ
り、学生たちは講義を熱心に聞いていた。講義風景を写真４－３に掲載する。また、講義
で使用したスライドを抜粋して図４－３に示す。
【講義内容】
1.
日本製鋼所室蘭製作所の概要紹介
創業１００年で培われたものづくりの技術・技能から造られる製作所の製品・設備
を紹介。
2.
原子力製品の紹介
（１） ビデオ「原子力発電所向け高品質鋼」の上映
（２） 原子力製品の製造実績
（３） 世界の原子力発電所建設計画とその対応
3.
原子炉圧力容器用材料の変遷
原子炉圧力容器用材料は、溶接部の健全性向上、耐腐食性の向上等を図るため材質
の変更が行われてきた。構造上の健全性向上を目的に溶接線を低減するため部材の
-18-
図４－２
エネルギー材料概論で使用されたスライド（抜粋）
鍛鋼品化と大型化も図られてきた。これら材料の変遷について紹介する。
4.
原子炉圧力容器用材料の製造工程
（１） 材料の製造工程
（２） 材料の規格要求と製造工程への反映
材料製造は ASME 等の規格要求に合致させなくてはならない。
規格要求の概要および製造工程への反映を紹介。
（３） 試験・検査要求と実施
成分分析、機械的性質の試験、非破壊検査に関する規格要求と製造工程中
の実施について紹介。
5.
製鋼・鍛錬・熱処理技術
製品製造における品質のつくりこみ工程である製鋼・鍛錬・熱処理の技術
を紹介。
6.
品質保証システム
原子力製品製造においては、厳格な品質保証活動が規格にて要求される。
-19-
写真４－３
エネルギー材料製造工学の講義風景
規格要求に基づく品質保証システムを紹介。
(４) エネルギー材料強度学
平成２２年１１月２９日（１０：００～１７：１５）、１１月３０日（１０：００～１６：
３０）の両日、幸野豊教授（室蘭工業大学・もの創造系領域）による「エネルギー材料強
度学」が K１０５室にて行われた。講義は下記のトピックスに沿って行われた。
【講義内容】
１. 材料強度基礎
２. 材料照射効果
・照射効果概要
・弾き出し
・照射による材料特性変化
・照射相関
３. 照射効果と材料特性変化
・引張特性
・衝撃特性、破壊靱性
・クリープ
・疲労、クリープ疲労、腐食疲労
４. 照射脆化
・照射脆化機構
・析出物、母相組織変化と照射脆化
・偏析、照射誘起偏析
・微細組織変化と脆化
-20-
図４－３
エネルギー材料製造工学で使用されたスライド（抜粋）
５. 各種強度評価手法
(５) エネルギー材料接合工学
平成２２年９月２１日（１０：００～１７：１５）、９月２２日（９：００～１５：４５）
の両日、大北茂氏（発電設備技術検査協会/溶接・非破壊検査技術センター審議役）による
「エネルギー材料接合工学」が Y１０３室にて行われた。講義内容は下記のとおりであり、
学生たちは専門家による講義を熱心に聞いていた。講義風景を写真４－４に掲載する。ま
た、講義で使用したスライドを抜粋して図４－４に示す。
【講義内容】
溶接技術は材料の加工から大型構造物の組立てまで、あらゆる産業技術分野において必
須の技術である。この溶接部には構造物の使用環境や設計条件に基づいて、素材と同等の
品質、性能が要求されるが、素材を溶融させて互いを接続する技術であることから、その
継ぎ手部には熱による素材の特性の劣化、熱による変形・残留応力、不正溶接時の欠陥等
の問題等が発生することがある。
-21-
写真４－４
エネルギー材料接合工学の講義風景
これらの課題の防止と対処には、課題に関する知識を身につけるとともに溶接現象に関
する理解が重要である。本講義では、受講者が溶接プロセスの概要習得とともに溶接部の
生成過程とその特徴を理解することを目標として、以下に示す溶接の基本知識と概要を解
説する。
１. 溶接プロセス概論
溶接プロセスは種々の熱源を用いて被溶接材を溶融し固めて接合する工程であり、実際
の溶接方法は必要品質、溶接能率などを具現化するために選択される。各種溶接方法にお
ける特徴と概要を理解する。
キーワード：各種アーク溶接法、高エネルギー密度溶接、溶融金属の保護、
ガス吸収と欠陥等
２. 金属材料と溶接冶金
溶接部では短時間に加熱―冷却が生じ、そのために素材に多大の熱影響を与える。この
ため、通常、溶接部は局部的に素材と品質が異なる領域が生じる。素材の種類によっても
この熱履歴によって品質は異なる。この変化の元になる冶金現象の概要について理解する
ことを目的とする。
キーワード：低合金鋼、ステンレス鋼、溶融・凝固、偏析、ミクロ組織、
相変態、溶接熱影響部、析出、固溶、溶接性、溶接欠陥等
３. 溶接継手の特性と破壊
構造物の破壊は、そのほとんどが溶接部から発生するといっても過言ではない。
破壊にはその環境や使用条件によって多くのモードがあるが、代表的な破壊の例とその対
策のための特性について概要を理解する。
キーワード：強度・靭性、変形、残留応力、脆性破壊、クリープ、疲労、
-22-
図４－４
エネルギー材料接合工学で使用されたスライド（抜粋）
応力腐食割れ等
４. 溶接施工と管理
溶接部の性能を規定するためには多くの要因に配慮する必要がある。それらの要因を概
説するとともに、管理する方法およびシステムについて紹介する。
キーワード：溶接品質保証、溶接能率、材料管理、作業管理、検査、欠陥
補修溶接等
５. 原子炉構造と溶接
原子炉に使用されている素材と溶接について概要を紹介する。また、溶接部から破壊し
た事例（SCC）について紹介する。
キーワード：原子炉構造、主要製造溶接、事故例等
参考図書：
◎「新版溶接・接合技術入門」、溶接学会編、産報出版
「新版溶接・接合技術特論」、溶接学会編、産報出版
-23-
(６) エネルギー材料電気化学
平成２２年１１月１５日（１０：００～１７：１５）、１１月１６日（１０：００～１６：
３０）の両日、佐伯功准教授（室蘭工業大学・もの創造系領域）と世利修美教授（室蘭工
業大学・もの創造系領域）による「エネルギー材料電気化学」が K１０５室にて行われた。
講義内容は下記のとおりであった。講義風景を写真４－５に掲載する。
【講義内容】
講義概要
原子力発電では核分裂によって発生する熱エネルギーを、水を媒体として輸送され、そ
の際、送水経路に用いられる種々の金属材料は腐食損傷をうける可能性がある。このため
原子力発電所を円滑に運用し適切な保全を行うためには、金属材料の腐食・防食とその基
礎となる化学や電気化学の知識が必要となる。そこで、これまで化学と余りなじみのない
受講者を対象とし、化学熱力学・電気化学、および電気化学的な原因による腐食に関して
講義する。
学習目標
（１）実社会の活動に金属材料の腐食損傷がおよぼす影響を理解する
（２）エネルギー論にもとづいて腐食反応の進行を理解する
（３）反応速度論にもとづいて腐食反応の進行を理解する
（４）防食の基本的な考え方を理解する
学習計画
第１時限（１１/１５） ・序論
金属材料の腐食とその社会的な影響
・金属材料の腐食を理解するために必要な知識
・基礎的な熱力学（１）熱力学の法則
・基礎的な熱力学（２）化学ポテンシャル
第２時限（１１/１５） ・基礎的な熱力学（３）化学平衡
・基礎的な化学（１）酸化と還元
・基礎的な化学（２）酸と塩基
・基礎的な化学（３）反応速度論
第３時限（１１/１５）：・基礎的な電気化学（１）電位
・基礎的な電気化学（２）電池と半電池
・基礎的な電気化学（３）単極電位
・基礎的な電気化学（４）電極平衡
第４時限（１１/１６）：・電気化学的な腐食（１）分極と電流電位曲線
-24-
写真４－５
エネルギー材料電気化学の講義風景
・電気化学的な腐食（２）腐食速度とエバンスダイヤグラム
第５時限（１１/１６）：・電気化学的な腐食（３）不働態とプールべーダイヤグラム
第６時限（１１/１６）：・電気化学的な腐食（４）局部腐食として通気差腐食
・結論
講義の総括と応力腐食割れ実験への概論
４.１.２ エネルギー材料実験・実習群
(７) エネルギー材料学実験
a. 圧力容器鋼材強度実験
平成２２年１１月８～１０日（各１１：００～１６：１５）に岸本弘立准教授（室蘭工
業大学・もの創造系領域）による「圧力容器鋼材強度実験」が下記内容の通りに行われた。
実験は日本製鋼所・材料試験室にて行われた。実験風景を写真４－６に掲載する。
【実験内容】
実験のねらい
原子炉圧力容器（Reactor Pressure Vessel: RPV）は、円筒たて型の鋼製容器であり、内部
に燃料および各種炉内構造物を収納しているもっとも重要な機器構造物のひとつである。
高温高圧水中、中性子照射下といった極めて過酷な環境下において長期間使用されること
から、原子炉圧力容器には優れた強度（Strength）、延性（ductility）、靭性（Toughness）が要
求される。本実験では、圧力容器用低合金鋼 ASME SA-５０８Gr.３ Cl３の引張特性、延性
脆性遷移温度および破壊靭性をそれぞれ引張試験、シャルピー衝撃試験、破壊靭性試験に
より実際に計測・評価するとともに、圧力容器として具備すべき必要な機械的特性につい
ての系統的な知識を身に付ける。
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写真４－６
圧力容器鋼材強度実験の実験風景
実験計画
１. 引張試験
・JIS Z ２２０１ １４A 号試験片（φ１０mm, GL５０mm）
・室温
・ひずみゲージを用いたひずみ測定
２. シャルピー衝撃試験
・JIS Z ２２０２ ４号試験片（V ノッチ）
・温度６条件（液体窒素温度含）
・走査型電子顕微鏡による破面観察
・延性脆性遷移温度や破面遷移温度の算出
３. 破壊靭性試験
・ASME E８１３-３９９ １T-CT 試験片（疲労予き裂を導入済）
・クリープゲージを用いた開口変位測定
・温度３条件（液体窒素温度含）
・破壊靭性値の評価
参考書
講座・現代の金属学
実験技術集６
材料試験法（日本金属学会）
破壊力学実験法, 國尾, 中沢, 林, 岡村編集（朝倉書店）
新機械工学シリーズ
機械材料学, 加藤, 前川, 小野共著（朝倉書店）
第２版若い技術者のための機械･金属材料, 矢島ほか５名共著（丸善）
機械材料
第２版, 田中, 朝倉著（共立出版）
JIS 鉄鋼材料入門, 大和著（大河出版）
-26-
b. 電気化学実験
平成２２年１０月１２、１３、１４日（いずれも１１：００～１６：１５）の３日間、
岸本弘立准教授（室蘭工業大学・もの創造系領域）による「電気化学実験」が行われた。
実験内容は下記のとおりであり、時間のかかる実験にも関わらず学生たちは熱心に行って
いた。実験は K５１５室にて行われた。実験前の解説で使用したスライドを抜粋して図４
－５に示す。また、実験風景を写真４－７に掲載する。
【実験内容】
実験のねらい
現在、原子力発電プラントの配管、シュラウド、熱交換器などオーステナイト系ステン
レス鋼やニッケル超合金が用いられている箇所において、応力腐食割れ（Stress Corrosion
Cracking: SCC）が大きな問題となっている。これは、金属材料が引張応力下で材料特有の
環境にさらされるとひび割れが発生・進展し、最終的には脆性的に破壊する現象である。
応力腐食割れは、材料因子（粒界、酸化皮膜、合金元素の偏析・欠乏など）、環境因子（温
度、pH、溶存酸素、導電率など）、応力因子（残留応力、作用応力、表面加工層など）の重
畳効果によって生じるため、その詳細なメカニズムについては未解明な部分が多く残され
ている。本実験では、原子力発電プラントにおける応力腐食割れの事象とその基本的なメ
カニズムを理解することを目的として、沸騰４２%塩化マグネシウム水溶液中にてステンレ
ス鋼の応力腐食割れ試験（JIS G ０５７６
U 字曲げ試験）を行う。また、２種類のステン
レス鋼（SUS３０４、SUS３１６L）を用い、合金成分によって割れ感受性がどのように違
うのかについても学ぶ。
実験計画
１. 原子力発電プラントにおける応力腐食割れ（講義）
２. U 字曲げ試験片の作製
・オーステナイト系ステンレス鋼（SUS３０４, SUS３１６L）
・JIS G ０５７６ U 字曲げ試験片（２mm×１５mm×７５mm）
３. 沸騰４２%塩化マグネシウム腐食試験
・立型逆流コンデンサー付きフラスコ中での浸漬試験
・一定時間浸漬後に割れを発生した試験片の割合を測定
・発生しているき裂の数、長さを測定
４. 割れ進展観察
・エッチング
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ステンレス鋼の応力腐食割れ
【特徴】
特徴】
合金に発生し、純金属には生じない。
引張応力下にて発生するが、圧縮応力下では生じない。
割れを生じる環境と材料とで特定の組み合わせがある。
割れは電気化学的現象であって、特定の比較的狭い電位域にて発生する。
ステンレス鋼の応力腐食割れ
【応力腐食割れのメカニズム】
応力腐食割れのメカニズム】
（１）吸着説
原子の結合力が低下
（２）電気化学説
応力がアノード溶解を加速
【ステンレス鋼の応力腐食割れ】
ステンレス鋼の応力腐食割れ】
塩化物を含む環境で発生しやすい
固溶化ステンレス鋼：粒内応力腐食割れ（Transgranular
固溶化ステンレス鋼：粒内応力腐食割れ（Transgranular SCC, TGSCC）
TGSCC）
鋭敏化ステンレス鋼：粒界応力腐食割れ（Intergranular
IGSCC）
鋭敏化ステンレス鋼：粒界応力腐食割れ（Intergranular SCC, IGSCC）
（３）皮膜破壊説
図 すべりステップの
溶解説 b：バーガース
ベクトル
図 吸着機構による説明
S：すべり面、C
面
：すべり面、C：へき開
：へき開面
すべりステップ形成により不働態皮膜が破壊し、
新生面が露出する。その新生面が活性溶解す
ることによりSCC
が進行
ことによりSCCが進行
（４）トンネル腐食説
孔食によって形成されたトンネルが応力によって
連結（延性破壊）
図 トンネル腐食説
（５）くさび効果説
割れ内部にできる腐食性生物のくさび効果によ
割れ内部にできる腐食性生物のくさび効果によ
り割れが進展
（６）水素脆性説
カソード反応で発生した水素が鋼中に進入、γ
カソード反応で発生した水素が鋼中に進入、γ組織の
不安定な304SS
では、水素の進入によりマルテンサイト
不安定な304SSでは、水素の進入によりマルテンサイト
が形成
図 304鋼の
沸騰45%MgCl
45%MgCl2溶液中における粒内応力腐食割れ
304鋼の沸騰
溶液中における粒内応力腐食割れ
図 割れ先端におけ
る反応
図 鋭敏化304
鋼の高温高圧水中
高温高圧水中における粒界応力腐食割れ
における粒界応力腐食割れ
鋭敏化304鋼の
ステンレス鋼の応力腐食割れ
経年劣化とその対策
高濃度塩化物溶液中における応力腐食割れ
高濃度塩化物溶液中における応力腐食割れ
【ステンレス鋼の塩化物溶液中におけるSCC
試験】
】
ステンレス鋼の塩化物溶液中におけるSCC試験
1945年
1945年
Scheilの沸騰
42%塩化マグネシウム溶液（
塩化マグネシウム溶液（154
154℃
℃）
Scheilの沸騰42%
↓
ASTM標準試験液（
G36-73）：
45%MgCl2, 155±
ASTM標準試験液（G36
73）：45%MgCl
155±1℃
JIS G0576G0576-1975：
1975：42%MgCl2, 143±
143±1℃
Fig. The three necessary factors
for producing SCC.
Fig. Solid solubility of carbon in
an FeFe-18Cr18Cr-8Ni alloy.
Fig. Diagrammatic representation of a
grain boundary in sensitized type 304
stainless steel.
Fig. Location of intergranular
SCC in HAZ of type 304 pipe.
Fig. Pipe test results
showing intergranular
SCC in 400 mm type
304 stainless steel
pipe HAZ
Fig. Failed jet pump beam due to
intergranular SCC.
図 応力腐食割れ試験に用いる各種試験片
図４－５
電気化学実験で使用されたスライド（抜粋）
・試験片断面の顕微鏡観察
参考書
金属の腐食損傷と防食技術, 小若著（アグネ）
総合材料強度学講座７ 環境・高温強度学, 大谷, 駒井共編（オーム社）
腐食と破壊－環境を考慮した設計・対策・評価と事例－, 日本機械学会編（日本工業
出版）
c. 接合・溶接実験
平成２２年１０月７日（１０：３０～１５：００）、１０月８日（１０：３０～１４：０
０）、１１月１日（１０：３０～１５：００）、１１月２日（１０：３０～１４：００）の
四日間、大北茂氏（発電設備技術検査協会/溶接・非破壊検査技術センター審議役）による
「接合・溶接学実験」が下記のとおり行われた。実験は、日本製鋼所・溶接センターおよ
び K１０４室、K１０５室、K１０９室、K５０９室にて行われた。実験の様子を写真４―
８に掲載する。
【実験内容】
-28-
写真４－７
電気化学実験の実験風景
実験のねらい
原子力発電プラントの炉内構造物や配管などは複雑な形状および構成となるため、適切
な溶接施工が必要不可欠である。溶接時の残留応力や熱影響部形成（鋭敏化）は材料の機
械的特性や腐食特性に大きく影響することになり、実際それらに起因したオーステナイト
系ステンレス鋼の応力腐食割れの事故をこれまでに数多く経験している。近年では、制御
棒駆動機構ハウジング貫通部のスタブチューブと圧力容器底部の取付け溶接部に応力腐食
割れが発生し、蒸気漏洩事故が生じている。本実験では、低合金鋼（２.２５Cr-１Mo）とス
テンレス鋼（SUS３１６L）を用いて、実際に溶接作業（TIG 多層盛溶接）を体験し、溶接
施工法の基礎について学ぶ。さらには、溶接時の入熱によってミクロ組織や機械的特性が
どのように変化するかを理解する。
実験計画
１. TIG 溶接（多層盛溶接）
・２.２５Cr-１Mo 溶接ワイヤ：Z３３１６YGT６２
・SUS３１６L
溶接ワイヤ：Z３３２１Y３１６L
・板厚２０mm×幅１００mm×長さ５００mm
・熱影響部の温度測定
・変形測定
２. 熱処理と組織観察、硬さ測定、引張試験用試験片の切出し
＊熱処理および試験片切出しは日本製鋼所にて実施
３. 組織観察と硬さ試験
・エッチング後の光学顕微鏡観察
・マイクロビッカース硬さ試験による硬さプロファイル測定
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写真４－８
接合・溶接実験の実験風景
４. 引張試験
・圧力容器鋼材強度実験と同じ手順
参考書
新版
溶接・接合技術入門, 溶接学会編（産報出版）
溶接強度ハンドブック, 佐藤編（理工学社）
第２版
溶接・接合便覧, 溶接学会編（丸善）
溶接・接合工学の基礎, 溶接学会編（丸善）
最新溶接工学, 鈴木著（コロナ社）
溶接・接合工学概論, 佐藤著（理工学社）
d. イオン照射試料強度/組織評価実験
平成２２年１０月２０日－１０月２９日に東京大学重照射研究設備にてイオン照射試験
に供した試料を用い、平成２２年２月２日、平成２２年２月３日の二日間、岸本弘立准教
授（室蘭工業大学・もの創造系領域）による「イオン照射試料強度/組織評価実験」が下記
のように行われた。実験は、K１０９室および機器分析センターにて行われた。実験の様子
を写真４―９に掲載する。
【実験内容】
実験のねらい
高エネルギーの中性子を固体材料に照射すると、相互作用により結晶格子点から原子が
はじき出される。はじき出された原子は格子間原子となって、あとに原子空孔がつくられ
る。原子炉の炉心あるいはその周辺で使用される金属材料は、この中性子の照射によって
材料特性が劣化する。そのため、この中性子照射損傷（Neutron Irradiation Damage）は、炉
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写真４－９
イオン照射試料強度/組織評価実験の実験風景
心を構成する燃料集合体の材料では原子炉の経済性に、また炉心周辺の構造材料では原子
炉の安全性に重大な影響を及ぼす。本実験では、中性子照射損傷を模擬するために、高エ
ネルギーイオンを圧力容器用鋼 ASME SA-５０８Gr.３ Cl３および SUS３１６L に照射する。
その後、イオン照射によるミクロ組織と機械的特性の変化をそれぞれ透過電子顕微鏡観察
およびスモールパンチ（SP）試験によって調査し、原子炉用材料の中性子照射損傷に関す
る理解を深める。
実験計画
１. イオン照射
・SA-５０８Gr.３ Cl３、SUS３１６L
・試験片形状：φ３mm×t０.２５mm
・各材料
未照射材１０枚、照射材１５枚
＊イオン照射は東京大学重照射研究設備にて予め教員と TA が実施する。
２. 透過電子顕微鏡による観察
・電顕試料の作製
３. SP 試験による強度評価
・温度６条件（液体窒素温度含）
・走査型電子顕微鏡による破面観察
参考書
先端材料シリーズ
照射効果と材料, 日本材料学会編（裳華房）
原子力工学シリーズ８
照射損傷, 石野著（東京大学出版会）
核融合炉材料, 井形編（培風館）
金属便覧, 日本金属学会編（丸善）
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(８) エネルギー材料ものづくりインターンシップ
平成２２年１１月１８日～平成２３年１月１８日、日本製鋼所室蘭製作所をフィールド
に、実機鋼材（圧力容器用低合金鋼 ASME SA-５０８Gr.３ Cl３）を使用し実工程に倣って
１/１０スケールの圧力容器モデル（原子炉圧力容器の胴フランジ）を作り上げる体験実習
をした。代表的な実習風景を写真４―１０～写真４－１４に掲載する。
４.１.３ エネルギー材料特別研究・ゼミナール
(９) エネルギー材料工学ゼミナール
受講した博士前期課程２年の６名は、エネルギー材料に関連した文献調査や研究紹介等
を各指導教員の指導のもとそれぞれ行った。SiC/SiC 複合材料作製プロセスの最適化に関す
る調査を行ったＡ君のゼミナール風景を写真４－１５に掲載する。
写真４－１０
写真４－１１
熱処理作業（平成２２年１１月１９日）
試験片の焼き入れ（平成２２年１１月１９日）
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写真４－１２
写真４－１３
写真４－１４
切削加工見学（平成２２年１１月２５日）
超音波探傷試験（平成２２年１２月３日）
磁粉探傷試験実習（平成２２年１２月１６日）
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写真４－１５
写真４－１６
エネルギー材料工学ゼミナール風景
エネルギー材料工学特別研究風景
(１０) エネルギー材料工学特別研究
受講した博士前期課程２年の６名は、エネルギー材料に関連した特別研究を各指導教員
の指導のもとそれぞれ実施した。得られた研究成果を、平成２３年２月９日（８:４０～１
７:４５）に修士論文として発表し、受講生が高い評価を受けた。前述のＡ君は、
「NITE 法
SiC/SiC 複合材料の実用化に向けた製造プロセスの最適化検討」という題目で修士論文を発
表した。Ａ君の研究風景を写真４－１６に掲載する。
４.１.４ エネルギー材料選択講義群
(１１) 量子科学
平成２２年１０月１４日（１０：００～１７：１５）、１０月１５日（９：００～１５：
４５）の両日、室賀健夫教授（自然科学研究機構・核融合科学研究所）による「量子科学」
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写真４－１７
量子科学の講義風景
が K１０５室にて行われた。講義トピックスは下記のとおりであった。また、講義風景を
写真４－１７に掲載する。
【講義内容】
１. 核融合炉の構造とブランケットの役割
２. 核融合炉ブランケットの開発の現状
３. 核融合炉材料の使用条件
４. 核融合炉材料開発の現状
５. 核融合炉材料の照射効果の特徴と試験装置
６. 核融合炉開発、核融合炉材料開発の展望
７. モデル・シミュレーションの研究の紹介
(１２) 原子炉伝熱・流体工学
平成２２年１２月２日（１０：００～１７：１５）、１２月３日（９：００～１５：４５）
の両日、坂下弘人准教授（北海道大学エネルギー環境システム部門）による「原子炉伝熱・
流体工学」が K４０６室にて行われた。講義トピックスは下記のとおりであった。また、
講義風景を写真４－１８に掲載する。
【講義内容】
１. 原子炉の仕組み
２. 熱伝導の基礎方程式
３. 熱伝導方程式の解法
４. 熱伝達の基礎
５. 沸騰熱伝達
６. ２相流シミュレーション
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写真４－１８
写真４－１９
原子炉伝熱・流体工学の講義風景
エネルギー材料品質管理論の講義風景
７. 原子炉安全研究の紹介
８. 原子炉熱設計演習
(１３) エネルギー材料品質管理論
平成２２年１１月２９日（１０：００～１７：１５）に中村毅氏（日本製鋼所室蘭製作
所原子力製品部部長）、小山庸一氏（日本製鋼所室蘭製作所原子力製品部課長）、畠山剛氏
（日本製鋼所室蘭製作所品質管理部課長）による「エネルギー材料品質管理論」が K１０
５室にて行われた。また、１１月３０日（１１：３０～１６：３０）に、日本製鋼所室蘭
製作所構内で品質管理に関する実習を実施した。講義内容は下記のとおりであり、講義風
景を写真４－１９に掲載する。
【講義内容】
１. エネルギー品質部の会社での役割
２. 原子炉圧力容器の製作工程
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写真４－２０
先進エネルギーシステム概論の講義風景
写真４－２１
先進エネルギー材料概論の講義風景
３. 品質・計測手法
４. 保証・規格
５. 非破壊検査
６. 工場見学
(１４) 先進エネルギーシステム概論
平成２２年１２月１６日（１０：００～１７：１５）、１２月１７日（９：００～１５：
４５）の両日、関昌弘氏（財団法人高度情報科学技術研究機構理事長）による「先進エネ
ルギーシステム概論」が Y２０３室にて行われた。講義内容は下記のとおりであり、講義風
景を写真４－２０に掲載する。
【講義内容】
１. 核分裂と核融合
２. 核融合用実験炉の種類
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３. ITER とは？
４. 核融合炉説明映像「地球に太陽を」
５. 核融合炉用構造材料～超伝導コイル、ダイバーター
６. 核融合炉用構造材料～ブランケット、SiC/SIC 複合材料
７. 今後の展望
(１５) 先進エネルギー材料概論
平成２３年１月１９日（１０：００～１５：４５）と、１月２０日（１０：００～１９：
００）に大貫惣明教授（北海道大学・材料科学専攻）及び幸野豊教授（室蘭工業大学・も
の創造系領域）による「先進エネルギー材料概論」が K４０６室にて行われた。講義内容
は下記のとおりであり、講義風景を写真４－２１に掲載する。
【講義内容】
１. 原子炉、核融合の構造など
２. 欠陥の種類、移動、生成と消滅
３. 材料の照射効果～照射硬化、照射脆化、スエリング
４. 材料の照射効果～照射誘起相変化、核変換元素
５. 欠陥の速度式
６. マルチスケールモデリング
７. 照射欠陥の観察
(１６) RI 実習
平成２３年１月１０日～１４日、照射試料について、照射硬化評価、照射脆化評価、照
射損傷組織評価等を東北大学金属材料研究所附属量子エネルギー材料科学国際研究センタ
ー大洗施設にて実施した。併せて、東京大学重照射研究設備、大強度陽子加速器施設、日
写真４－２２
RI 実習風景
-38-
写真４－２３
エネルギー環境概論の講義風景
本原子力研究開発機構内を見学した。代表的な写真を写真４－２２に示す。
４.１.５ エネルギー材料発展講義群
(１７) エネルギー環境概論
平成２２年１２月７日（１０：００～１７：１５）、平成２２年１２月８日（９：００～１
５：４５）に堀内則量教授（東京都市大学・原子力安全工学科）による「エネルギー環境
概論」が K４０６室にて行われた。講義内容は下記のとおりであり、講義風景を写真４－
２３に掲載する。
【講義内容】
１. 環境を取り巻く３大要素
２. 世界および日本のエネルギー事情
３. 大気汚染・酸性雨
４. 地球の温暖化・砂漠化
５. 京都議定書
６. エネルギー資源の形態と活用
７. 原子力の役割
８. 武蔵工大炉
(１８) 原子力法規概論
平成２２年１２月１３日（１０：００～１７：１５）、平成２２年１２月１４日（９：０
０～１５：４５）に丹沢富雄教授（東京都市大学・原子力安全工学科）による「原子力法
規概論」が K４０６室にて行われた。講義内容は下記のとおりであり、講義で使用した資
料を抜粋して図４－６に示す。
【講義内容】
１. 法の体系と読み方
-39-
図４－６
原子力法規概論の講義資料（抜粋）
２. 原子力法規の体系
３. 法令の読み方
４. 原子力基本法
５. 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規則に関する法則
６. 運転段階における法則
７. 廃止段階における法則
８. 国際規制物質に関する規制
-40-
写真４－２４
原子炉工学の講義風景
(１９) 原子炉工学
平成２２年１２月２０日（１０：００～１７：１５）、平成２２年１２月２１日（９：０
０～１５：４５）に奈良林
直教授（北海道大学エネルギー環境システム部門）による「原
子炉工学」が K４０６室にて行われた。講義内容は下記のとおりであり、講義風景を写真
４－２４に掲載する。
【講義内容】
１. 原子炉の核設計概要
２. 燃料のリサイクル
３. 原子炉の目標使用の決定
４. 原子炉の基本設計
５. 安全系・システム決定
６. 炉心熱水力設計
７. 原子炉設計演習
(２０) 核燃料サイクル・バックエンド工学
平成２２年１１月２５日（１０：００～１７：１５）、平成２２年１１月２６日（９：０
０～１５：４５）に小崎
完准教授（北海道大学エネルギー環境システム部門）による「核
燃料サイクル・バックエンド工学」が K４０６室にて行われた。講義内容は下記のとおり
であり、講義で使用した資料を抜粋して図４－７に示す。
【講義内容】
１. 原子炉と核燃料
２. 核燃料サイクル～ウラン採鉱からウラン濃縮まで
-41-
図４－７
核燃料サイクル・バックエンド工学の講義資料（抜粋）
３. 核燃料サイクル～燃料製造と軽水炉での挙動
４. 核燃料サイクル～使用済み燃料の再利用
５. ウラン-プルトニウムサイクルにおける核反応系統図
６. 放射性廃棄物の処分
７. 自然界の原子炉
４.１.６ エネルギー材料特別見学
(２１) 試験炉設備見学
平成２３年２月８日～１０日、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの材料照
射試験炉・次世代原子炉の実験炉である、材料試験炉(JMTR : Japan Materials Testing
Reactor)、高温工学試験研究炉(HTTR : High Temperature Engineering Test Reactor)、
高速実験炉である常陽(JOYO)を見学した。代表的な写真を写真４－２５に示す。なお、参
考のため、添付資料として受講生Ｂ君の試験炉設備見学レポートを添付した。
-42-
写真４－２５
写真４－２６
試験炉設備見学風景
原子炉ファブリケーター見学風景
(２２) 原子炉ファブリケーター見学
平成２３年２月１４日～１６日、室蘭工業大学学生を香山晃教授（室蘭工業大学・もの
創造系領域）が引率し、株式会社 IHI、株式会社日立製作所・日立 GE ニュークリア・エナ
ジー株式会社 日立事業所、株式会社東芝 横浜事業所、浜川崎工場を見学した。代表的な
写真を写真４－２６に示す。
また、平成２３年２月１７日～１９日、北海道大学学生を辻雅司助教（北海道大学工学
部）が引率し、株式会社 IHI、株式会社東芝 京浜事業所・タービン工場・エンジニアリン
グセンターを見学した。
なお、参考のため、添付資料として室蘭工業大学受講生 C 君の原子炉ファブリケーター
見学レポートを添付した。
-43-
４.２教育プログラム実施の成果
４.２.１エネルギー材料必修・選択・発展講義群
受講生はほぼすべての講義に出席し、単に受身の姿勢ではなく授業中および授業終了後
に積極的に質問をしていた。後述するように、学生の講義内容に対する興味・関心は非常
に高く、すべての学生が自分の教養を広げるたいへん有意義な講義であったと感想を漏ら
している。また、職業として原子力分野を目指すことを決めた学生（博士前期課程１年）
も４名おり、当初計画時に期待された成果が十分達成されたものと考えている。
４.２.２エネルギー材料学実験
ここでは、エネルギー材料学実験結果の概要を紹介する。なお、参考のため、添付資料
として受講生Ｂ君のエネルギー材料学実験レポートを添付した。
a. 圧力容器鋼材強度実験
圧力容器用低合金鋼 ASME SA-５０８ Gr.３ Cl３鍛造品の製品内壁より１/４T（図４－
８参照）の位置から JIS Z ２２４２ ４号試験片（V ノッチ）を採取し、４０℃、２０℃、
０℃、-２０℃、-４０℃、-６０℃、-８０℃にてシャルピー衝撃試験を行った。その結果を
図４－９に示す。この結果より、延性脆性遷移温度および破面遷移温度を算出した結果が
図４－８
シャルピー衝撃試験片の採取位置
-44-
吸収エネルギー, E / J
延性破面率, B / %
表４－１である。これより、圧力容器用低合金鋼が優れた靭生を有していることが改めて
o
試験温度, T / oC
図４－９
試験温度, T / C
低合金鋼にて計測された吸収エネルギーおよび延性破面率
表４－１ 得られた DBTT（延性脆性遷移温度）と FATT（破面遷移温度）
DBTT（℃）
FATT（℃）
－２０
－１０
確認することができた。
b. 電気化学実験
オーステナイト系ステンレス鋼 SUS３１６L の溶体化処理材を用い、沸騰４２%塩化マ
グネシウム水溶液中にて応力腐食割れ試験（JIS G ０５７６
図４－１０
U 字曲げ試験）
（図４－１０）
応力腐食割れ試験に用いた U 字曲げ試験片
-45-
図４－１１
SUS３１６L 材において観察された応力腐食割れ
を行った。その結果、溶体化処理材では６時間で完全に破断した。試験後試験片の断面を
観察した結果、割れは結晶粒を貫通する形で進展しており、粒内応力腐食割れであること
を確認した。試験後の試験片および割れの様子を示したものが図４―１１である。
本実験をとおして、ステンレス鋼の応力腐食割れ感受性が熱処理によって大きく変わる
ことを確認することができた。また、高濃度塩化物水溶液中でのステンレス鋼の応力腐食
割れが主として粒内割れになることも理解できた。
c. 接合・溶接実験
低合金鋼 ASME SA-３８７ Gr.２２ Cl.２およびオーステナイトステンレス鋼 ASME
SA-１８２ Gr. F３１６L を用いて、開先に裏当てが成された板厚２０mm の板材（図４－
１２）に対して被覆アーク溶接を行った。低合金鋼においては、図４－１３のように試験
片を切り出し、溶接後熱処理（PWHT）前後で溶接継手の引張試験、硬さ試験、ミクロ組
図４－１２
SA-３８７の寸法
-46-
図４－１３
溶接継手からの各種試験片の切り出し状況
か
図４－１４
溶接継手のビッカース硬さ分布
織観察を行った。硬さ試験の結果を示したものが図４―１４である。
被覆アーク溶接における電圧や電流の設定の重要性を実体験に基づき理解できた。さら
に、PWHT による残留応力緩和や機械的性質およびミクロ組織の調質がいかに重要である
かを、引張試験、硬さ試験、ミクロ組織観察より確認することができた。
d. イオン照射試料強度/組織評価実験
中性子照射を模擬するために高エネルギーイオンを低合金鋼に照射し、照射によるナ
ノ・ミクロ組織変化を透過型電子顕微鏡（TEM）観察によって調査した。TEM 観察の結果
-47-
500nm
図４－１５
照射面近傍の電子顕微鏡組織（左）と電子回折パターン（右）
図４－１６
SRIM シミュレーション結果
（図４－１５）から、表面より１m 程度の深さまでイオン照射により損傷が導入されてい
ることを確認した。イオン注入シミュレーションを用いて解析した結果（図４－１６）で
も、およそ１m 程度の深さまで損傷を受けていることがわかった。この結果より、照射に
よって圧力容器用鋼がどのような損傷を受けるのかを、ミクロ組織・構造の変化やイオン
注入シミュレーションの両面から視覚的に確認することができ、照射脆化評価の重要性を
あらためて認識することができた。
-48-
図４―１７
インターンシップ作業風景と作製したモデル
４.２.３エネルギー材料ものづくりインターンシップ
図４―１７が、インターンシップ作業風景と作製したモデルである。上蓋（２１年度製
作）と胴部リング（２０年度製作）を繋ぐ中間部の「胴フランジ」を、実工程に倣って自
ら製作した。各部品名と製作年度を対応させた模式図を図４－１８に示す。危険を伴うた
めいくつかの工程は概略説明あるいは見学のみであったが、原子炉圧力容器の製作工程を
肌で感じるとともに、実機の製作に実際係わる技術者の方々と交流ができ、教育的観点よ
りたいへん有意義なインターンシップであった。完成した原子炉圧力容器モデルは将来的
には学内に、室工大・JSW 連携の象徴として、更には原子力人材育成事業の成果として展
示する予定である。その展示物のモデルを図４－１９に示す。
４.２.４エネルギー材料特別研究・ゼミナール
受講した博士前期課程２年の６名は、エネルギー材料に関連した文献調査や研究紹介、
そして特別研究（修士論文研究）を各指導教員の指導のもとそれぞれ１年間行い、修士論
文発表会の際に５名が高い評価を受けることができた。
-49-
図４－１８
各部品名と製作年度
-50-
断面寸法 (mm)
図４―１９
原子炉圧力容器モデル（展示用木枠装着外観予想図）
４.２.５アンケート調査の結果
プログラム終了後、受講した学生１１名（室蘭工業大学大学院博士前期課程１年５名、
同２年６名）に対して、無記名にて次ページ以降のようなアンケート調査を行った。得ら
れた結果をまとめたものが図４－２０～図４－２２である。
講義に関する結果に関しては、前期課程１年対象のエネルギー材料必修講義群と前期課
程２年対象のエネルギー材料選択講義群の間で大きな相違はなかった。問１「教員の話し
方や声の大きさ、説明の仕方は明確でしたか？」に関しては、明確ではないという回答は
無かった。問２「講義中の授業・演習内容の提示方法（板書やプロジェクターなどによる
提示）は分かりやすかったですか？」に関しては、分りにくかったという回答は無かった。
問３「授業に対する教員の熱意は感じられましたか？」に関しては、感じなかったという
回答は無かった。問４「学生の質問に応じる機会を設けましたか？」に関しては、設けた
という回答のみであった。問５「あなたは、授業の内容をどの程度理解できましたか？」
に関しては、理解できなかったという回答は無かった。問６「配布資料などは、授業の理
解に役立ちましたか？」に関しては、役に立たなかったという回答は無かった。問７「学
生の関心を高めるような授業でしたか？」に関しては、否定的な回答は無かった。問８「総
-51-
合的にみて満足のいく授業でしたか？」に関しても、ほぼ全員が非常に満足していた。問
９「受講して、次のどの力が養われたと感じますか？（複数回答可）
」に関しては、多くの
学生が幅広い教養と深い専門知識を挙げた。また、問１０～１２に関しては次のような記
載があった。
問１０「特に良かった授業があれば，具体的に講義名を書いてください。」

原子炉構造学（３名）

核燃料サイクル・バックエンド工学（２名）

原子炉工学（１名）

先進エネルギーシステム概論（１名）
問１１「今後改善して欲しいことがあれば記述してください。」

講義内容や日時の詳細は、少なくとも１週間前にはアナウンスしてほしい。

授業は１２月に集中するよりも１０月１１月に集中して行って欲しい。

M１と M２の講義で人によっては全く内容が重複する時があった。

講義を夏休みの時期に固めてもらいたいです。

講義前に学生の知識・理解度を確認するアンケートを採った後に、そのレベルにあ
った講義内容であれば、より理解できると思います。
問１２「その他、気づいたことがあれば記述してください。」

実験準備等は特定のメンバーだけでなく皆でするべきだと思う。

製鋼に関しても学びたいと思った。
（新日鐵工場見学）
実験・インターンシップのアンケート結果は、次のとおりであった。問１「あなたは実
験・インターンシップに意欲的に取り組みましたか？」に関しては、全員が意欲的であっ
た。問２「あなたはレポートを自分自身の力で作成しましたか？」に関する回答を見ると、
他人に任せっきりという学生がいなかったことがわかる。しかし、レポートを自分の力だ
けで作成できなかった学生がいるのも事実である。問３「あなたは実験・インターンシッ
プの内容をどの程度理解できましたか？」に関しては、理解できなかったという回答は無
かった。問４「配布資料などは、実験・インターンシップの理解に役立ちましたか？」に
関しては、役に立たなかったという回答は無かった。問５「安全面での配慮・指導は適切
でしたか？」に関しては、否定的な回答は無かった。問６「実験・インターンシップに対
する教員の熱意は感じられましたか？」に関しても、否定的な回答は無かった。問７「実
験・インターンシップによって現象･技術･原理に対する理解が深まりましたか？」に関し
ては、同様に否定的な回答は無かった。問８「総合的にみて満足のいく実験・インターン
-52-
シップでしたか？」に関しては、特に否定的な回答は無かった。問９「受講して、次のど
の力が養われたと感じますか？（複数回答可）
」に関しては、多くの学生が幅広い教養と深
い専門知識を挙げた。また、問１０～１２に関しては次のような記載があった。
問１０「特に良かった実験・インターンシップがあれば，実験名等を書いてください。」

原子炉圧力容器ものづくりインターンシップ（４名）
問１１「実験で改良して欲しいことがあれば記述してください。」

実験の段取りがよくない。
問１２「その他、気づいたことがあれば記述してください。」

出張と重なり参加できない実習があったのが残念。

大学のプロジェクトの一環として参加しており、IS や実験の際 JSW へ何回か伺う
機会があった。このとき、正規の講義と重なり、欠席の旨を伝えるが、中々理解を
得られないときがあった。もう少し他の先生方の理解が得られるよう根回しをして
おいていただけると、単位関係で悩むことはないと思う。
博士前期課程１年を対象に、問１３「できれば原子力関連企業に就職したいと思います
か？」を尋ねた結果、次のような回答が得られた。

可能であれば関連する仕事に就きたい。（保全などアフターサービスを取り扱いた
い）。

強くそう思う。（２名）

思う。
博士前期課程１年の５名の内４名は原子力関連企業への就職を希望していることがわかっ
た。また、博士前期課程２年生６名の内３名が、平成２３年春より原子力関連企業への就
職や博士課程への進学（学位取得後は電力関係の進路希望）を内定するに至っている（２
１年度は、６名中４名が原子力関連企業へ就職）。
このようなアンケート結果から、平成２２年度に実施した教育プログラムには原子炉構
造材料分野の重要性や魅力を伝える効果が十分あり、本事業を実施した意義は大きかった
ものと判断される。最終目標である原子力発電システム材料に係る人材の育成のための「量
子エネルギー材料トラック」設置に向けた大きな前進であると評価される。
-53-
アンケート用紙（講義用）
問１．教員の話し方や声の大きさ、説明の仕方は明確でしたか？
A.非常に明確だった。
D.あまり明確でなかった。
B.明確だった。
E.明確でなかった。
C.どちらともいえない。
問２．講義中の授業・演習内容の提示方法（板書やプロジェクターなどによる提示）
は分かりやすかったですか？
A.非常に分かりやすかった。
D.あまり分かりやすくなかった。
B.分かりやすかった。
E.分かりやすくなかった。
C.どちらともいえない。
問３．授業に対する教員の熱意は感じられましたか？
A.非常に感じた。
D.あまり感じなかった。
B.感じた。
E.感じなかった。
C.どちらともいえない。
問４．学生の質問に応じる機会を設けましたか？
A.非常に設けた。
D.あまり設けなかった。
B.設けた。
E.設けなかった。
C.どちらともいえない。
問５．あなたは、授業の内容をどの程度理解できましたか？
A.十分に理解できた。
D.あまり理解できなかった。
B.理解できた。
E.理解できなかった。
C.どちらともいえない。
問６．配布資料などは、授業の理解に役立ちましたか？
A.非常に役立った。
D.あまり役立たなかった。
B.役立った。
E.役立たなかった。
C.どちらともいえない。
問７．学生の関心を高めるような授業でしたか？
A.強くそう思う。
D.あまりそう思わない。
B.おおむねそう思う。
E.全くそう思わない。
C.どちらともいえない。
-54-
問８．総合的にみて満足のいく授業でしたか？
A.強くそう思う。
D.あまりそう思わない。
B おおむねそう思う。
E.全くそう思わない。
C.どちらともいえない。
問９．受講して、次のどの力が養われたと感じますか？（複数回答可）
A.幅広い教養
D.創造性
B.国際感覚
E.その他
C.深い専門知識
問１０．特に良かった授業があれば，具体的に講義名を書いてください。
問１１．今後改善して欲しいことがあれば記述してください。
問１２．その他、気づいたことがあれば記述してください。
問１３．できれば原子力関連企業に就職したいと思いますか？（M１学生のみ）
以上
-55-
アンケート用紙（実験・インターンシップ用）
問１．あなたは実験・ｲﾝﾀｰﾝｼｯﾌﾟに意欲的に取り組みましたか？
A.非常に意欲的だった。
D.あまり意欲的ではなかった。
B.意欲的だった。
E.意欲的ではなかった。
C.どちらともいえない。
問２．あなたはレポートを自分自身の力で作成しましたか？
A.強くそう思う。
D.あまりそう思わない。
B.おおむねそう思う。
E.全くそう思わない。
C.どちらともいえない。
問３．あなたは実験・ｲﾝﾀｰﾝｼｯﾌﾟの内容をどの程度理解できましたか？
A.十分に理解できた。
D.あまり理解できなかった。
B.理解できた。
E.理解できなかった。
C.どちらともいえない。
問４．配布資料などは、実験・ｲﾝﾀｰﾝｼｯﾌﾟの理解に役立ちましたか？
A.非常に役に立った。
D.あまり役立たなかった。
B.役に立った。
E.役立たなかった。
C.どちらともいえない。
問５．安全面での配慮・指導は適切でしたか？
A.強くそう思う。
D.あまりそう思わない。
B.おおむねそう思う。
E 全くそう思わない。
C.どちらともいえない。
問６．実験・ｲﾝﾀｰﾝｼｯﾌﾟに対する教員の熱意は感じられましたか？
A.非常に感じた。
D.あまり感じなかった。
B.感じた。
E.感じなかった。
C.どちらともいえない。
問７．実験・ｲﾝﾀｰﾝｼｯﾌﾟによって現象･技術･原理に対する理解が深まりましたか？
A.強くそう思う。
D.あまりそう思わない。
B.おおむねそう思う。
E.全くそう思わない。
C.どちらともいえない。
-56-
問８．総合的にみて満足のいく実験・ｲﾝﾀｰﾝｼｯﾌﾟでしたか？
A.強くそう思う。
D.あまりそう思わない。
B.おおむねそう思う。
E.全くそう思わない。
C.どちらともいえない。
問９．受講して、次のどの力が養われたと感じますか？（複数回答可）
A.幅広い教養
D.創造性
B.国際感覚
E.その他
C.深い専門知識
問１０．特に良かった実験・ｲﾝﾀｰﾝｼｯﾌﾟがあれば，実験名等を書いてください。
問１１．実験で改良して欲しいことがあれば記述してください。
問１２．その他、気づいたことがあれば記述してください。
以上
-57-
6
問１．教員の話し方や声の大きさ、説明の仕方は明確でしたか？
6
5
5
4
4
3
3
2
2
1
1
0
0
問3.授業に対する教員の熱意は感じられましたか？
問2.講義中の授業・演習内容の提示方法（板書やプロジェクターなどによる提示）は
分かりやすかったですか？
問4.学生の質問に応じる機会を設けましたか？
6
6
5
5
4
4
3
3
2
2
1
1
0
0
問5.あなたは、授業の内容をどの程度理解できましたか？
6
6
5
5
4
4
3
3
2
2
1
1
0
0
問6.配布資料などは、授業の理解に役立ちましたか？
問8.総合的にみて満足のいく授業でしたか？
問7.学生の関心を高めるような授業でしたか？
6
6
5
5
4
4
3
3
2
2
1
1
0
0
問9.受講して、次のどの力が養われたと感じますか？（複数回答可）
6
5
4
3
2
1
0
図４－２０
エネルギー材料必修講義群に対するアンケート調査の結果
-58-
問2.あなたはレポートを自分自身の力で作成しましたか？
問1.あなたは実験・インターンシップに意欲的に取り組みましたか？
6
6
5
5
4
4
3
3
2
2
1
1
0
0
問4.配布資料などは、実験・インターンシップの理解に役立ちましたか？
問3.あなたは、実験・インターンシップの内容をどの程度理解できましたか？
6
6
5
5
4
4
3
3
2
2
1
1
0
0
問5.安全面での配慮・指導は適切でしたか？
問6.実験・インターンシップに対する教員の熱意は感じられましたか？
6
6
5
5
4
4
3
3
2
2
1
1
0
0
問8.総合的にみて満足のいく実験・インターンシップでしたか？
問7.実験インターシップによって現象・技術・原理に対する理解が深まりましたか？
6
6
5
5
4
4
3
3
2
2
1
1
0
0
問9.受講して、次のどの力が養われたと感じますか？（複数回答可）
6
5
4
3
2
1
0
図４－２１
エネルギー材料実験・実習群に対するアンケート調査の結果
-59-
問１．教員の話し方や声の大きさ、説明の仕方は明確でしたか？
6
6
5
5
4
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3
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2
2
1
1
0
0
問3.授業に対する教員の熱意は感じられましたか？
6
6
5
5
4
4
3
3
2
2
1
1
0
0
問5.あなたは、授業の内容をどの程度理解できましたか？
問4.学生の質問に応じる機会を設けましたか？
問6.配布資料などは、授業の理解に役立ちましたか？
6
6
5
5
4
4
3
3
2
2
1
1
0
0
問7.学生の関心を高めるような授業でしたか？
問8.総合的にみて満足のいく授業でしたか？
6
6
5
5
4
4
3
3
2
2
1
1
0
0
6
問2.講義中の授業・演習内容の提示方法（板書やプロジェクターなどによる提示）は
分かりやすかったですか？
問9.受講して、次のどの力が養われたと感じますか？（複数回答可）
5
4
3
2
1
0
図４－２２
エネルギー材料選択・発展講義群に対するアンケート調査の結果
-60-
４.２.６ 受講証明書の授与
すべての講義、実験・実習を終了した後、受講生全員に受講証明書が授与された。例と
して、博士前期課程１年の受講生に授与される受講証明書を図４―２３に示す。この証明
書は、本教育プログラムにおいて、下記の所定の講義科目（計２３１時限）を修了したこ
とを証するものである。
平成２２年度原子力人材育成プログラム事業
（原子力総合技術プログラム）
プレコース（博士前期課程１年）講義科目
原子炉構造学
１５
時限
エネルギー材料概論
１５
時限
エネルギー材料製造工学
１５
時限
エネルギー材料強度学
１５
時限
エネルギー材料接合工学
１５
時限
エネルギー材料電気化学
１５
時限
エネルギー材料学実験
６４
時限
（圧力容器鋼材強度実験、電気化学実験、接合・溶接実験、
イオン照射試料強度／組織評価実験
ものづくりインターンシップ
各１６時限）
７７
時限
エネルギー材料特別見学「試験炉設備見学」
計
-61-
２３１
時限
図４－２３
受講証明書
-62-
５. まとめ
５.１ 全体のまとめ
本事業は、原子力発電システムの生産や保全に係る人材育成計画の中でも、「材料」に主
眼をおいたものであり、
「材料技術者」としての基礎を有したうえで原子力発電システムの
生産・保全に貢献出来る能力と活力を備えた人材を育成・輩出しようとするものである。
具体的には、
○
原子力発電システム全体の理解、原子力発電システム材料として求められる材料具備
特性に関する知識などの、基礎的な教育
○
原子炉圧力容器など実際の原子炉構造部材の生産経験をもとにした材料加工・製造技
術上のキーポイント
○
応力腐食割れ、照射脆化、溶接接合部に固有の現象など原子力発電システムに特有の
材料課題
について、講義、実験・実習を通じ、重点的、集中的且つ実践的に教え込むことを重視し
た、特徴ある教育プログラム（カリキュラム）の構築を目指す。これにより、材料技術者
としての基礎的・一般的な材料知識・素養にプラスして、原子力発電システムの製造や使
用に特有の材料課題に特化した知識・理解力と実践経験を身に付け、機械系技術者など他
分野の技術者と共同して問題解決や保全にあたることの出来る人材、原子炉構造部材など
の製造にあたることの出来る人材、の育成が可能となる。このような人材育成教育プログ
ラムを室蘭工業大学に確立することが、本事業の目標である。
この教育プログラムを実現するために、平成２０年度から平成２１年度までの２カ年を
かけて、室蘭工業大学大学院博士前期課程・機械創造工学系専攻の中に「エネルギー材料
工学コース」設置の準備を行った。平成２２年度は、他大学や学外諸機関との連携を更に
拡大・発展させ、開講科目（カリキュラム）の充実を図った。
平成２０年度から平成２１年度までのプレスクールⅠ、Ⅱにて実施した「エネルギー材
料必修講義（６科目）」および「エネルギー材料実験・実習（４実験＋インターンシップ）」、
「エネルギー材料特別研究・ゼミナール（２科目）」
、
「エネルギー材料選択講義群（６科目）」
に加え、他大学・学外諸機関との連携強化科目として「エネルギー材料発展講義群（４科
目）」、「エネルギー材料特別見学（２科目）」の講義群を新たに開講し、専門性を一層高め
た。
平成２２年度は，平成２１年度までのプレスクールで実施した①「エネルギー材料必修
講義群」と②「エネルギー材料実験・実習群」
、③「エネルギー材料特別研究・ゼミナール」
-63-
および④「エネルギー材料選択講義群」に加え、⑤「エネルギー材料発展講義群」および
⑥「エネルギー材料特別見学」を開講した。具体的な講義科目は次のとおりであり、開講
の形式は平成２１年度までと同様に集中講義あるいは集中実験・実習の形とした。本事業
では、東京都市大学、北海道大学、自然科学研究機構・核融合科学研究所、日本原子力研
究開発機構、日本製鋼所、発電設備技術検査協会からも専門家を講師として招き、より専
門性の高い講義を担当してもらった。
①エネルギー材料必修講義群
(１)「原子炉構造学」（１単位）
(２)「エネルギー材料概論」（１単位）
(３)「エネルギー材料製造工学」（１単位）
(４)「エネルギー材料強度学」（１単位）
(５)「エネルギー材料接合工学」（１単位）
(６)「エネルギー材料電気化学」（１単位）
②エネルギー材料実験・実習群
(７)「エネルギー材料学実験」（２単位）
・圧力容器鋼材強度実験
・電気化学実験
・接合・溶接実験
・イオン照射試料強度/組織評価実験
(８)「エネルギー材料ものづくりインターンシップ」（２単位）
③エネルギー材料特別研究・ゼミナール
(９)「エネルギー材料工学ゼミナール」（６単位）
(１０)「エネルギー材料工学特別研究」（６単位）
④エネルギー材料選択講義群
(１１)「量子科学」
（１単位）
(１２)「原子炉伝熱・流体工学」（１単位）
(１３)「エネルギー材料品質管理論」（１単位）
(１４)「先進エネルギーシステム概論」（１単位）
(１５)「先進エネルギー材料概論」（１単位）
(１６)「ＲＩ実習」
（２単位）
⑤『エネルギー材料発展講義群』
(１７)「エネルギー環境概論」（１単位）
-64-
(１８)「原子力法規概論」（１単位）
(１９)「原子炉工学」（１単位）
(２０)「核燃料サイクル・バックエンド工学」（１単位）
⑥『エネルギー材料特別見学』
(２１)「試験炉設備見学」
(２２)「原子炉ファブリケーター見学」
平成２２年度受講した学生は１３名（室蘭工業大学大学院博士前期課程１年５名、同２
年６名、北海道大学大学院博士前期課程１年１名、同２年１名）であった。平成２２年９
月２日～平成２３年２月１９日に開講された上記の講義、実験・実習を修了し、受講生全
員に受講証明書が授与された。プログラム終了後のアンケート結果を分析した結果、平成
２２年度に実施した教育プログラムには原子炉構造材料分野の重要性や魅力を伝える効果
が十分あり、本事業を実施した意義は大きかったものと判断された。最終目標である原子
力発電システム材料に係る人材の育成のための「量子エネルギー材料トラック」設置に向
けた大きな前進であると評価される。
５.２ 今後の計画
平成２０年度～２２年度の３カ年度にわたり「原子力教育支援プログラム」の採択・支
援を受け、『原子炉構造材料の生産・保全に係る人材育成プログラムの構築』を実施してき
た。具体的には、室蘭工業大学大学院博士前期課程機械創造工学系専攻材料工学コース内
に「量子エネルギー材料トラック」を設置すべく、平成２０年度および２１年度には“準
備段階（プレスクールⅠ・Ⅱ）”、平成２２年度には“プレコース”を実施し、「量子エネル
ギー材料トラック」において実施されることになる専門教育科目やインターンシップ・実
習・実験科目の予備的開講を行ってきた。
「量子エネルギー材料トラック」においてコアとなる基本的なカリキュラム内容や基本
的な教育実施体制については、プレスクールⅠ・Ⅱの成果を踏まえ準備を終え、平成２２
年度は「量子エネルギー材料トラックプレコース」として実証した。これらの成果を受け、
室蘭工業大学大学院博士前期課程に専門教育課程を設置し、原子炉構造材料の生産、使用
と保全に関する講義、実験、実習の教育プログラムを構築し、材料技術者として原子力発
電システムの生産及び保全に貢献出来る能力を備えた学生を育成・輩出できる専門教育課
程「量子エネルギー材料トラック」を平成２３年度より開設するための具体的な検討が進
められるに至っている。
その結果、トラックカリキュラムとして、図５―１にあるような科目選択および必修・
選択の構成、単位設定とすることが学内的に承認され、大学院工学研究科・機械創造系専
-65-
合計： ３０単位以上
必修科目： 18単位
・ゼミナール：
・特別研究： ６単位
・トラック必修科目：
・材料工学トラック必修科目：
選択科目： 12単位以上
・トラックス選択科目から：
・共通科目又は他専攻科目から：
図５－１
2単位以上
6単位以上
4単位
2単位
６単位
-66-
機械創造系専攻・材料工学コース
材料工学トラック
カリキュラム
エネルギー材料工学特別研究 (6)
エネルギー材料工学ゼミナール (6)
量子エネルギー材料トラックカリキュラム
１２単位以上
６単位以上
６単位
６単位
計算材料科学
材料物理化学特論
材料科学特論
材料創製学
材料加工プロセス学
材料強度学特論
材料界面制御学特論
固体相転移学
環境材料学特論
材料物性工学特別講義
材料工学トラック 開講科目
先進エネルギー材料概論 (1)
先進エネルギーシステム概論（FBR、Fusion） (1)
原子炉伝熱・流体工学 (1)
エネルギー材料製造工学（プロセス・加工） (1)
トラック選択科目 (4単位)
エネルギー材料工学トラック
1) 必修科目 18単位、選択科目 12単位以上、合計 30単位
以上修得すること。材料工学トラックの「材料強度学特論」
は必修科目とする。
2) 選択科目は、次のとおり修得すること。
(1) エネルギー材料工学トラックの選択科目から 2単位以上
修得すること。
(2) 共通科目、機械創造系専攻の他コース及び他トラック科
目（ただし、材料工学トラックの「材料強度学特論」を除
く）、他専攻科目から、共通科目の国際コミュニケーション
科目4単位以上を含め、6単位以上修得すること。
合計： ３０単位以上
必修科目： １２単位
・ゼミナール：
・特別研究：
選択科目： １８単位以上
・材料工学トラック選択科目：
・共通科目又は他専攻科目：
材料強度学特論（強度論基礎・強度評価法・照射脆化・） (2) ：材料工学トラック科目
エネルギー材料電気化学（SCC・IASCC） (1)
エネルギー材料接合工学 （溶接・探傷）(1)
エネルギー材料概論（種類・特徴・照射損傷・劣化損傷・損傷評価） (1)
原子炉工学（種類・発電原理・構造・機器・安全性論・量子反応論） (1)
トラック必修科目 (12 + 6 = 18単位)
EMCC
EMCC （FY2011）
（FY2011）
科
科 目
目
攻・材料工学コースのなかのトラックとして設置することとなっている。材料工学コース
全体（材料工学トラック、量子エネルギー材料トラック）の科目配置は表５－１のように
設定する予定であり、材料工学トラックの材料系共通科目も量子エネルギー材料トラック
の選択履修科目として取り入れる予定である。
表５－１
材料工学コースの科目配置
５.３ 得られた事業成果に対する自己評価
前述したように、平成２２年度受講した学生は１３名（室蘭工業大学大学院博士前期課
程１年５名、同２年６名、北海道大学大学院博士前期課程１年１名、同２年１名）であっ
た。平成２２年９月２日～平成２３年２月１９日に開講された上記の講義、実験・実習を
修了し、受講生全員に受講証明書が授与された。プログラム終了後のアンケート結果を分
析した結果、原子炉構造材料分野の重要性や魅力を伝える効果が認められ、本事業を実施
した意義は十分あったものと判断された。最終目標である原子力発電システム材料に係る
人材の育成のための「量子エネルギー材料トラック」設置に向けた大きな前進であると評
価される。
-67-
添付資料 1
試験炉設備見学レポート
氏名：○○
○○
見学の意義
講義にて原子炉の種類や構造、材料の照射損傷、材料照射実験の必要性を学んだ。そ
の上で実際に運転されている材料照射設備を見学することは、講義の知識と実際の現場
とを繋ぐ上で重要である。本見学では、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター
の材料照射試験炉・次世代原子炉の実験炉である、材料試験炉(JMTR : Japan Materials
Testing Reactor)、高温工学試験研究炉(HTTR : High Temperature Engineering Test
Reactor)、高速実験炉である常陽(JOYO)の見学を行うことで、それぞれの原子炉の特徴、
材料照射実験の方法、設備の安全管理や放射線管理方法を学ぶ。
見学により得られた知識
材料試験炉(JMTR : Japan Materials Testing Reactor)
・2 次系冷却水の冷却は巨大なファンによって行われているため、冷却水温度としては
気温である。そのため、季節により冷却水温度が変動するので、夏場の管理が重要とな
る。
・改修により、ホットラボ内には新しい分析装置、電子顕微鏡が入るが、それらの機器
は東北大学大洗センターの機器と重ならないようにしている。これは利用者が幅広い実
験ができるようにするための配慮である。
・燃料や照射キャプセルの交換は、原子炉圧力容器の上蓋付近まで水位を下げた後、圧
力容器の上蓋を開け、専用の交換するための棒を用いて手作業で交換を行う。この時、
交換した燃料棒や照射キャプセルを水の中から出さないように作業することが被ばく
を防ぐ上で極めて重要である。
・再稼働後は、稼働率 50~70%を目指した運転、早く結果が得られるようにターンアラ
ウンドタイム（[照射試験申込→照射試験→照射後試験]このサイクルのことをいう）を
短縮、世界の試験炉と比べて照射費用を 3 割程安く設定することに取り組んでいく。
高温工学試験研究炉(HTTR : High Temperature)
・燃料集合体のラッパー管には東洋炭素の原子力グレードの黒鉛が使用されており、燃
料棒は 1 つのラッパー管内に 31~33 本入る。
・熱膨張による配管の変形を考慮して、中間熱交換器は格納容器とバンパーで繋がれて
いるため、設置位置は熱膨張に応じて自在に変化する。
・被覆燃料粒子の形状は直径 0.92mm の球である。燃料の温度は 1700℃にまで到達する
ため、最外殻は耐熱性に優れた SiC で覆っており、熱膨張を考慮して内部は燃料核に密
度の異なる熱分解炭素の層で覆われている。この被覆燃料粒子を黒鉛と炭素の混合物か
らなる素地に分散させ燃料ペレットにする。
-68-
・IS プロセスの装置の 1 つとして硫酸分解器があり、この機器の構造材料には硫酸と
の共存性が求められるため、SiC の適用が検討されている。強度特性としては曲げ応力
で 120 MPa 以上が求められている。
・燃料棒内には燃料ペレットが隙間なく充填されているわけではなく、燃焼中に発生す
るガスを溜める空間が作られている。
常陽(JOYO)
・原子炉格納容器内は一般的に容器外と比較して負圧に保たれているが、常陽の場合は
原子炉格納容器が大きいため、負圧にすると自重で潰れてしまう。そのため、原子炉格
納容器内は正圧に保たれている。しかし、正圧であると格納容器内で放射能漏れが起き
た際に放射性物質が格納容器外に放出してしまう。そのため、格納容器と格納容器を取
り囲む壁の間に空間を作り、その空間を負圧に保っている。
・3D CAD がなかった頃は、1/10 程度の建物内の模型を作り、配管の設置や修理の方法
を検討していた。これは作業方法を模型によりシュミレーションすることで、作業時間
を減らし、放射線の浴びる時間を極力減らすためである。
・炉の運転は 1 チーム 5~6 人から構成される複数のチームにより 24 時間体制で行われ
ている。チームのメンバーは固定ではなく、定期的に変更している。これはチームごと
による作業方針の偏りやメンバーのマンネリ化等を防止するためである。また、運転員
には定期的に運転に関する知識・技術の試験が行われ、能力に応じて初級や上級運転員
にクラス分けされ、それぞれのクラスで作業できる範囲が異なる。
感想
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターにある 3 種類の試験炉を見学するこ
とで、軽水炉、高温ガス炉、高速増殖炉の特徴を知ることができた。原子力・核融合炉
の構造材料を研究している身として、3 つの試験炉は非常に興味深いものであり、以後
の研究においても参考になる面が多く、勉強になる面が多かった。特に高温ガス炉では、
研究で扱っている SiC/SiC 複合材料の適用が検討されているので、燃料集合体の話や
IS プロセスに関する話はとても興味深かった。パンフレットやホームページなどで、
炉内部や設備の構成などはある程度まで分かるが、実際に職員の方々から設備に関する
解説を受けることで、職員の方々の設備に関しての考え方に触れる事ができた。この点
は新鮮で、意義有るものであったと強く思う。
また放射線管理区域に入る際には、身分証の提示、放射線管理から特殊な作業着を身
につけることや、退室時には測定器によって放射線の測定が義務付けられており、徹底
した放射線管理・安全管理対策が行われていた。見学によって、放射線管理区域に入る
際の一連の流れを体験することができた。
最後になるが、見学を通じて原子力関連の仕事に従事したい気持ちがさらに強くなっ
た。以上のことから、本見学は大変有意義なものであり、ぜひ来年度も継続して行って
ほしい。
-69-
添付資料 2
原子炉ファブリケーター見学レポート
氏名：○○
○○
見学の意義
日本製鋼所(JSW)での実習（ものづくりインターンシップ）で、1/10 スケールの原子
炉圧力容器の一部を作製した。このように一時加工された原子炉構造部材が、次のファ
ブリケーターの工程でどのように組上げられるのかを実地にて経験・見学することは、
原子力発電システムに関する理解を深める上で重要である。本見学では、JSW で作製さ
れた原子炉圧力容器の組上げや、圧力容器内の部材の作製・組立て、タービンロータへ
のブレードの取付けを見学することにより、原子力発電システム構造部材の一連の製造
工程を学ぶ。それに加え、原子力発電プラントの設計、建設方法についての理解も深め
る。
見学により得られた知識
IHI
・横浜第 1 工場では、原子炉圧力容器等の原子力発電用機器だけではなく、化学プラン
ト用の圧力容器も手掛けている。
・原子力発電設備については、設計から据付までの一貫した品質保証体制を取っており、
ASME の認定や ISO9001 の認定、発電設備技術検査協会の溶接施工の認定等の多くの資
格を保有している。
・原子力発電用部材を製造するための新工場棟の建設を行い、予算は約 20 億円である。
新工場にはクリーンルームを備えた建屋を設置して、PWR に用いる蒸気発生器の組み立
てなどを手がける予定である。
日立製作所、日立 GE ニュークリアエナジー株式会社
・日本初の国産原子力発電プラントを建設したのは日立製作所である。
・現在は 3D CAD により設計図はハードディスに記録できるが、CAD を使用する前はプ
ラントの建設には 19 万枚以上の設計図を必要とした。
・3D CAD によって、プラントの設計だけでなく、建設時及び保守点検時のシミュレー
ションも行っている。設計は 3 次元だけではなく、コストや人員、時間の軸を加え、4
次元や 5 次元で行っている。
・原子力発電所の運転を 1 日止めると約 2 億円の損失がでる。
・使用済燃料ラックには SUS304 に 1%のボロンを添加した材料を使用している。ボロン
の添加は使用済燃料から発生する中性子を吸収させるためである。
・上部格子板では、以前は板材の組み合わせにより作製していたが、現在では巨大な厚
い板から加工により作製するため、一体構造となっている。一体構造になることで、溶
接線がなくなり、部材の強度が向上する。
-70-
・原子炉内で問題となっている応力腐食割れ(SCC)の予防技術である WJP (Water Jet
Peening)を研究している。この技術は引張応力を圧縮応力に変えることで、SCC 発生の
3 要素の内、応力の要素を取り除くことで SCC を予防するものである。
東芝
・東芝では IS プロセスに使用する機材を作製しており、日本原子力研究開発機構と連
携をとっている。この機材は少量生産かつ極めて需要が低いため、コストがとても高い。
東芝としても需要がほとんどないため、開発に力を入れられない。需要が低い理由とし
て、国内で IS プロセスを使用できる高温ガス炉は HTTR しかないためである。
・BWR、PWR にはそれぞれメリット、デメリットがある。それぞれのプラントにおける
ブレイクスルーは BWR の場合、放射線をとるフィルターの開発である。これは原子炉の
構造上、放射化した蒸気を直接タービンに送っているため、タービンの放射化が課題と
なっているためである。PWR の場合は壊れない高性能な熱交換機の開発である。現在の
熱交換機は壊れやすく、交換によるコスト・手間がかかるためである。
・小型高速炉(4S)は炉内の反射体を徐々に移動させていき、燃料を燃やし切る設計にな
っており、約 30 年間圧力容器をあけずに使用できる。そのため、アラスカなど電線の
無いような地域での使用が検討されている。
・東芝には二酸化炭素をスポンジのようなものに吸収させて地中に埋めるという CO2 分離
回収技術(CCS)があり、この技術を実証するためのパイロットプラントを、福岡県大牟田市
にある株式会社シグマパワー有明三川発電所内に建設しており、システムの実証だけでは
なく、運用のノウハウや大型発電プラント向けシステムの設計に必要な検証等も行ってい
る。パイロットプラントの CO2 回収量は 1 日で 10t 程度である。
感想
ファブリケーター見学では JSW で作製されたシュラウドやタービンロータの組み上
げを実際に見ることでき、非常に感激した。日本が世界に誇る複数の原子力関連メーカ
ーを見学することができたことで、企業による社内の雰囲気の違いを実際に感じること
ができた。研究開発 1 つをとってみても、企業によって対象とする分野、力を入れてい
る研究の違いがあることを知った。また企業の方の対応が非常に丁寧であったことが印
象的だった。
本見学により原子炉圧力容器等の部材の作製・組み上げ、原子力発電プラントの建設
のイメージをより明確にすることができ、教科書からでは得ることができない現場の生
の話を聞くことができた。そして点と点が線で結ばれるかの如く、原子力システムの全
景に関する理解を深める事ができた。電力会社・メーカーの最先端の現場、技術課題に
触れ、原子力分野を研究背景にもつ身として大変良い刺激を受ける事ができた。以上の
ことから、本見学は大変有意義なものであり、ぜひ来年度も継続して行ってほしい。
-71-
添付資料 3
平成２２年度
エネルギー材料学実験レポート
1.
圧力容器鋼材強度実験
2.
電気化学実験
3.
接合・溶接実験
4.
イオン照射試料強度/組織評価実験
室蘭工業大学大学院
学籍番号
氏名
機械創造工学系専攻
○○○○○○
○○
-72-
○○
1.
圧力容器鋼材料強度実験
1.1 緒言
原子炉圧力容器（Reactor Pressure Vessel : RPV）は、円筒縦型の鉄鋼製容器であり、
内部に燃料および各種炉内構造物を収納している最も重要な機器構造物の一つである。ま
た、高温高圧水中、中性子照射下といった極めて過酷な環境下において長時間使用される
ことから、優れた強度（Strength）、延性（Ductility）、靭性（Toughness）が要求させる。
本実験では、圧力容器低合金鋼 ASME SA-508 Gr.3 Cl.1 の引張特性、延性脆性繊維温度を
それぞれ引張試験、シャルピー衝撃試験により実際に計測・評価するとともに、圧力容器
として具備すべき必要な機械的特性についての系統的な知識を身につける。
1.2 供試材および実験方法
1.2.1. 供試材
供試材は圧力容器用低合金鋼 ASME SA-508 Gr.3 Cl.1 を用いる。この合金の組成を
Table1-1 に示す。
1.2.2. シャルピー衝撃試験
Fig.1-1 の鍛造品の製品内部壁表面より JIS Z 2242 4 号試験片（V ノッチ）を採取した。
詳細な採取位置は同図に示す。試験温度 40℃、20℃、0℃、－20℃、－40℃、－60℃、－80℃
にてシャルピー衝撃試験を行なった。各温度とも最低 3 回試験を行った。実験に当たって、
次の事項を測定記録した。
[1]
試験片寸法（長さ 1、幅 b、高さ h、切り欠き部の面積 A 〔cm2〕）
[2]
実験温度〔℃〕
[3]
ハンマ荷重〔kg〕
[4]
ハンマの回転軸中心線から銃身までの距離 R 〔m〕または W・R
[5]
ハンマの持ち上げ角 α〔deg〕
[6]
ハンマの振り上げ角 β〔deg〕
[7]
吸収エネルギー E〔kg・m〕
[8]
シャルピー衝撃値 C〔kg・m/cm2〕
[9]
破断後の切り欠き底部における幅 b’
-73-
[10] 破断後の最大幅 b’’
[11] 横収縮率 φ=（b－b’）/b×100
[12] 熱膨張率 φ=（b’’－b）/b×100
[13]
脆性破面率
その後、延性脆性繊維温度を吸収エネルギーから。破面遷移温度を延性破面率から求めた。
Fig.1-2 に延性破面率の標準参考破面を Fig.1-3 にシャルピー試験片の形状を示す。
1.2.3 引張試験
強度評価を目的としてシャルピー試験片、CT 試験片を同様に Fig.1-1 の鍛造品より主鍛
造方向において引張試験片を採取した。試験片寸法は直径 10 mm、標点距離 50 mm である。
試験は室温大気中にて行った。試験後の標点距離測定より伸び、破断面測定により絞りを
それぞれ算出した。
1.3. 実験結果及び考察
1.3.1 シャルピー衝撃試験
シャルピー衝撃試験から得られた試験温度と吸収エネルギー、衝撃値、横収縮率、横膨
張率および延性破面率の関係を Fig.1-4~Fig.1~7 および Table.1-2、Table.1-3 に示す。赤
い丸で表記しているものが今回の試験結果で、それ以外のデータに関しては比較のために
以前取ったデータを用いている。試験温度と吸収エネルギーの関係から、延性脆性遷移温
度（DBTT）は-20℃以下となった。また、試験温度と脆性破面率の関係から、破面遷移温度
（FATT）を算出し、その値は-10℃となった。その温度は試験の採取位置に依存するもので
はなく、値にばらつきがみられた。これまでの実験データと比較すると吸収エネルギー、
衝撃値、横収縮率、横膨張率ともデータ値は異なるが JIS 規格に定められた範囲値である
ため、材料としての評価は基準を満たしている。
なお、近似曲線は E=K0+{1+tanh((T-C)/D)}で算出した。この曲線は物理的な意味は持たず、
数学的な形状のみを表している。
以上の結果より、鉄鋼材料は一般にある温度以下で急に脆化するいわゆる「低温脆性」
を起こしていることがわかる。
1.3.2 引張試験
引張試験から得られた耐力、引張強さ、伸び、絞り値を Table.1-4 に示す。表より円周
方向における圧力容器用鋼の強度はほぼ均一な値が得られていることがわかる。また、い
ずれの値においても ASME SA-508 Gr.3 Cl.1 で定められた強度を十分に満足する値である。
-74-
1.4 まとめ
シャルピー試験結果より、採取された試験片の靭性は規格基準値を満たしていた。また、
その DBTT は-20℃以下であった。
引張試験結果より、耐力、引張強さ、伸び、絞り値などの機械的特性は規格基準値を満
たしており、円周方向での強度は均一であることが確認できた。
今回の試験を通して、原子炉圧力容器用鋼に必要な強度を知り、その評価の仕方を学ぶ
ことができた。
Table.1-1 圧力容器用低合金鋼 ASME SA-508 Gr.3 Cl.1 の化学組成
C
Si
Mn
0.18 0.18 1.44
P
S
0.006
0.001
Ni
Cr
Cu
Mo
V
Al
0.75 0.11 0.05 0.51 <0.003 0.023
Fig.1-1 試験片切り出し位置
-75-
Fig. 1-2
シャルピー衝撃試験の延性破面率の標準参考破面
Fig. 1-3 シャルピー試験片
Table.1-2 シャルピー衝撃試験結果
試験片番号
吸収エネルギー
横膨出量
（J）
（mm）
C1
161
1.83
60
C2
172
1.98
65
C3
184
2.02
70
-76-
延性破面率（%）
吸収エネルギー, E / J
o
試験温度, T / C
Fig. 1-4
低合金鋼の吸収エネルギーと温度の関係
-77-
シャルピー衝撃値, C / kg・m/cm2
試験温度, T / oC
低合金鋼のシャルピー衝撃値と試験温度の関係
横収縮率, / %
Fig. 1-5
o
試験温度, T / C
Fig. 1-6
低合金鋼と横収縮率と試験温度の関係
-78-
延性破面率, B / %
o
試験温度, T / C
Fig. 1-7
低合金鋼の延性破面率と試験温度の関係
Table.1-3 シャルピー衝撃試験による横膨出量測定結果
試験片番号
試験温度（℃）
C1
13
C2
C3
測定値（mm）
δ1
δ2
δ3
δ4
δ
0.89
0.89
0.93
0.90
1.03
0.87
1.00
0.83
0.98
1.98
0.94
1.07
0.69
0.95
2.02
Table.1-4 引張試験結果
試験片番号
T1
試験温度
耐力 0.2％オフセット
引張強さ
伸び
絞り
（℃）
（MPa）
（MPa）
（%）
（%）
22
453
634
24.8
73
-79-
2.
電気化学実験
2.1．緒言
現在、原子力発電プラントの配管、シュラウド、熱交換器などオーステナイト系ステン
レス鋼やニッケル基超合金が用いられている箇所において、応力腐食割れ（SCC：Stress
Corrosion Cracking）が大きな問題となっている。これは、金属材料が引張応力下で材料
特有の環境にさらされるとひび割れが発生・進展し、最終的には脆性的に破壊する現象で
ある。応力腐食割れは、材料因子（粒界、酸化皮膜、合金元素の偏析・欠乏など、）環境因
子（温度、pH、溶存酸素、導電率など）、応力因子（残留応力、作用応力、表面加工層など）
の重畳効果によって生じるため、その詳細メカニズムについては未解明な部分が多く残さ
れている。本実験では、原子力発電プラントにおける応力腐食割れの事象とその基本的な
メカニズムを理解することを目的として、沸騰 42%塩化マグネシウム水溶液中にてステンレ
ス鋼の応力腐食割れ試験（JIS G 0576
U 字曲げ試験）を行った。
2.2．供試材および実験方法
2.2.1.試験溶液
試験溶液は塩化マグネシウム六水和物と蒸留水によって、沸点を 143±1℃に調整し、
1000ml 作成した。この塩化マグネシウム溶液の濃度は 42%である。試験溶液は試験溶液の
濃縮を防ぐのに十分な冷却機能をもつガラス製の立形逆流コンデンサをテーパすり合わせ
で結合したガラス製フラスコに入れた。なお、試験溶液の量は試験片 1 個につき 250ml 以
上とした。加熱装置は、試験中の試験溶液を静かな沸騰状態に保持できるものを使用する
ことが必要なため、今回は IWAKI 製デジタルホットプレートにて加熱を行った。
2.2.2.試験片
供試材はオーステナイト系ステンレス鋼 SUS316L を用いた。SUS316L の公称組成を
Table.2-1 に表す。試験片は板状としてその寸法は厚さ 2mm、幅 15mm、長さ 75mm とした。
試験片は、Fig.1-1 のように、内側半径 8mm のポンチを用い、両脚が平行となるようなロー
ラ曲げを行った。その後 Fig.1-2 のようにローラ曲げ後ボルトを用いてスプリングバック
で広くなった試験片の両脚が平行になるまで締め付けた。
-80-
2.2.3.試験方法
試験溶液が完全に沸騰し、143±1℃となっているのを確認した後、ボルト締めにより応力
が負荷されている試験片を入れ、この時点を試験開始時とした。その後 2 時間おきに試験
片を観察し、亀裂の観察を行った。上の操作を繰り返して行い、試験開始から割れが試験
片の板幅を横断するまでの時間（割れ横断時間）を測定した。それぞれの時間は、試験片
を沸騰溶液中に入れている時間の合計をいう。
2.3.実験結果および考察
SUS316L の応力腐食割れ試験結果を以下に述べる。試験片は試験時間 6 時間半でき裂が試
験片を完全に横断するようにして破断した。
一方、2 時間おきに亀裂の進展を確認するために溶液の外に出し、光学顕微鏡での観察を
行った結果、2 時間経過した試料は未だ亀裂の進展が見られなかった。しかし、4 時間経過
した試料ではわずかながら粒内割れが発生しており、6 時間経過した試料は 4 時間経過した
試料からの亀裂の進展が見られた。
Fig.1-3、Fig.1-4 に試験後の SUS316L における光学顕微鏡写真を載せた。
粒内割れにおいては活性径路腐食（APC）で説明される。応力はアノード溶解を加速する
作用があり、金属表面のアノード部が溶解することによって進行するとした電気化学説や、
応力を受けすべり帯が生じて不動態膜が破壊し新生面が露出しその部分が活性溶解するこ
とにより SCC が進む皮膜破壊説などである。これは割れ先端においては破壊と再不動化が
繰り返されることによって割れが進む。SUS316L に関してはこの破壊機構において割れが発
生し破断したものだと考えられる。
2.4.まとめ
応力腐食割れ試験の試験時間が 6 時間半程でき裂が試験片を横断するように破断した。
また、2 時間おきに試験片を観察していくと、最初の 2 時間ではき裂の進展が確認できな
かったが、4 時間経過でわずかながらの粒内割れが確認できた。その 2 時間後には更なるき
裂進展が確認できた。
今回の試験を通して、腐食環境下における金属材料の割れ方やその進展の仕方を学んだ。
-81-
Table.2-1 供試材及び SUS316L の化学組成
SUS316L
C
Si
Mn
P
S
Ni
Cr
Mo
≦0.030
≦1.00
≦2.00
≦0.045
≦0.030
12.00～15.00
16.00～18.00
2.00～3.00
Fig.1-1 U 字曲げ加工方法
Fig.1-2 U 字曲げ試験片の一例
-82-
Fig.1-3 新材の光学顕微鏡写真
Fig.1-4 光学顕微鏡写真（拡大）
-83-
3．接合・溶接実験
3.1 緒言
原子力発電プラントの炉内構造物や配管などは複雑な形状を有するため、適切な溶接施工
が必要不可欠である。溶接時の残留応力や熱影響部形成（鋭敏化）は材料の機械的特性や
腐食特性に大きく影響を与え、実際それらに起因したオーステナイト系ステンレス鋼の応
力腐食割れが問題となっている。近年みられた事故事例としては、制御棒駆動機構ハウジ
ング貫通部のスタブチューブと圧力容器底部の取付け溶接部に応力腐食割れが発生したこ
とによる蒸気漏洩事故などがある。エネルギーの安定供給という観点から、このような問
題により原子炉が長期運転停止に追い込まれる事は、基幹電源としての原子力発電の信頼
性を揺るがす大きな問題であり、原子力技術者には、溶接部およびその熱影響部における
機械的特性変化に関する十分な理解が求められている。
そこで本実験では、低合金鋼（2.25Cr-1Mo）とオーステナイト系ステンレス鋼（SUS316L）
において、溶接施工法の基礎を学ぶことを目的とし実際に日本製鋼所にて溶接作業（被覆
アーク溶接）を体験した。さらに、溶接時の入熱によるミクロ組織あるいは機械的特性の
変化を調査することを目的とし、引張試験、シャルピー試験およびマイクロビッカース硬
さ試験、光学顕微鏡による組織観察を行った。
3.2 供試材および実験方法
3.2.1 供試材
供試材は低合金鋼である 2.25Cr-1Mo 鋼（ASME SA-387 Gr.22 Cl.2）およびオーステナイ
ト系ステンレス鋼である SUS316L（ASME SA-182 Gr. F316）を用いた。これらの供試材の化
学組成を Tab.3-1 に示す。
3.2.2 溶接実験
Fig. 3-1 に開先加工された溶接材の寸法および熱電対の配置図と溶接条件を示す。この
裏当てが施された試料に対して被覆アーク溶接を行った。この際、2.25Cr-1Mo 鋼において
は、溶接前の予熱温度を 150℃以上とした。一方、SUS316L 鋼は予熱温度の設定は行わなか
った。パス間温度の極端な増大は、溶接後の冷却速度に影響を及ぼし材料の機械的特性の
低下を引き起こすと考えられるため、温調計および熱電対とデータロガーを用い、溶接の
際のパス間温度を 2.25Cr-1Mo 鋼では 250℃以下、SUS316L 鋼では 200℃以下に管理し溶接作
-84-
業を行った。スラグが厚く残ったまま溶接作業を続けた場合、スラグ巻込みや融合不良が
発生してしまうため、一層ごとに、スラグをスラグハンマおよびワイヤブラシを用いて丁
寧に取り除いた。溶接終了後、残留応力の緩和、溶接熱影響部の軟化、溶接部の延性およ
び切り欠き靭性の向上図るため、2.25Cr-1Mo 鋼に対して 300～400℃×2 h の条件で溶接後熱
処理（PWHT）を実施した。以後、PWHT を施した 2.25Cr-1Mo 鋼を PWHT 材、PWHT 未処理の
2.25Cr-1Mo 鋼を ASWELD 材と称する。2.25Cr-1Mo 鋼および SUS316L 鋼の溶接部を含んだ引
張試験片、シャルピー試験片、ビッカース硬さ試験片の切り出し位置および寸法を、それ
ぞれ Fig.3-2 および Fig.3-3 に示す。
3.2.3 引張試験
Fig.3-2 および Fig.3-3 で示した寸法で試験片を採取し、インストロン万能試験機にて引
張試験を行った。引張試験条件はひずみ速度を 2×10-5 s-1 とし、室温下大気中で破断するま
で行った。
3.2.4 シャルピー衝撃試験
溶接金属部や熱影響部（HAZ）の脆性破壊に対する抵抗を評価するため、シャルピー衝撃
試験による靭性評価を行った。ハンマ重量は 24.939kg、ハンマの回転軸中心から重心まで
の距離は 0.6645m、ハンマの持ち上げ角度は 144.3°とした。試験は全て室温下において行っ
た。試験後、電界放出型走査電子顕微鏡（JEOL JSM6700）を用いた破断面観察を行い、吸
収エネルギーとミクロ組織の相関を議論した。
3.2.5 ビッカース硬さ試験
SUS316L 鋼における溶接金属部および熱影響部（HAZ）、母材の各部位における機械的特性
の変化を評価するために、鏡面研磨処理を施した試料平滑面に対してマイクロビッカース
硬さ試験を行った。測定条件として荷重は 100 gf、測定時間を 15s とした。
3.2.6 組織観察
溶接後熱処理の有無および、鋼材の種類、さらには溶接金属部や熱影響部（HAZ）、母材
といった各部位における機械的特性の変化を評価するために光学顕微鏡を用い組織観察を
行った。溶接部を含んだ試験片を鏡面研磨し、王水にてエッチングし組織観察を行った。
-85-
3.3 実験結果および考察
3.3.1 引張試験
2.25Cr-1Mo 鋼の ASWELD 材および PWHT 材、SUS 316L の引張試験結果（荷重-変位曲線）
を Fig.3-4～Fig.3-7 に、全試料の引張試験結果をまとめたものを Fig.3-8 に示す。引張試
験の際、試験片の破断は全て母材部にて生じた。ASWELD 材の場合、変位が約 1.1mm に達し
たとき、最大荷重約 5.1kN となり、変位が約 2.2mm を超えたところで破断した。溶接後熱
処理を行った PWHW 材では、変位が約 1.3mm に達したとき、最大荷重約 4.6kN となり、変位
の増加とともに荷重は減少、同時に試料の局部収縮が起こり、変位が約 2.75mm に達したと
きに破断した。PWHT 材では ASWELD 材に比べ、引張強度の減少、靱性の向上が見られた。こ
れは熱処理により組織が軟化したためと考えられる。SUS316 では、変位が約 5.8mm に達し
たとき、最大荷重約 4.1kN となり、変位が約 6.8mm に達したときに破断した。PWHT を行っ
ていない SUS316L 鋼が 2.25Cr-1Mo 鋼と比べ破断時の変位が非常に高い値となっており、
SUS316L 鋼の高い靱性が示された。
3.3.2
シャルピー衝撃試験
2.25Cr-1Mo 鋼の ASWELD 材、PWHT 材およびその熱影響部におけるシャルピー衝撃試験結
果を Fig.3-8 に、破面外観を Fig.3-9 に、SEM 観察より得られた破面の反射電子像を Fig.3-10
～Fig.3-12 に示す。ASWELD 材の吸収エネルギーは K＝25J、PWHT 材は K＝199J、PWHT 材の
熱影響部にノッチを入れたものは K＝265J となった。ASWELD 材の吸収エネルギーが極端に
小さい値をとなっていた。Fig.3-10 に示す SEM 観察結果より、破面全域にわたり脆性的な
へき開組織が認められた。PWHT 処理により溶接部にノッチを入れた試料の吸収エネルギー
は 25J から 199J へ向上しており、溶接金属部における PWHT 処理による靭性の大幅な向上
が認められた。更に、PWHT 材 HAZ 部にノッチを入れた試料においては 265J という最も高い
吸収エネルギー値を示した。Fig.3-11～Fig.3-12 に示す SEM 観察結果より、PWHT 材におい
ては双方の破面全域にわたり延性的なディンプルの存在が認められた。PWHT 材において
Fig.3-11 に見られるようなディンプル中の多量の介在物は、Fig.3-12 に示す PWHT 材 HAZ
部においてはほとんど観察されなかった。PWHT 材において HAZ 部と溶接中央部の吸収エネ
ルギーに明瞭な差が生じたのは、多量の介在物の存在によりディンプル間でクラックの進
展・結合が顕著に生じたことに起因するものと考えられる。
3.3.2 ビッカース硬さ
SUS316L 材におけるビッカース硬さ試験の測定結果を Fig.3-13 に示す。測定は、溶接金属
部から母材にかけて行った。溶接金属部、熱影響部（HAZ）、母材といった各領域における機
械的特性の変化がみられた。
-86-
3.3.3 組織観察
PWHT、ASWELD、SUS316L における組織観察の位置および観察結果を Fig.3-14～3-19 に示
す。Fig.3-14～Fig.3-15 より、ASWELD 材では各領域において微細組織に違いが見られ、特
に、母材/HAZ 界面、溶融界面において粗大化した結晶組織が観察された。PWHT 材では、母
材、母材/HAZ 界面、溶融界面、溶接金属など全領域において、ASWELD 材で見られた顕著な
組織的差異は認められなかった。SUS316L の各領域の組織は、2.25Cr-1Mo 鋼とは異なって
おり、ASWELD 材と比較して、特に母材/HAZ 界面がクリアに観察された。特に、以上のこと
から引張試験、シャルピー試験、ビッカース硬さ試験と同様、材料の種類、溶接後熱処理
の有無により、組織的変化が顕著に生じていることがわかった。
3.4
まとめ
引張試験より、2.25Cr-1Mo 鋼において溶接後熱処理（PWHT）による靭性の向上、引張強
度の減少が認められた。SUS316 鋼は PWHT を施していないにも関わらず最も高い靭性を示し
た。
2.25Cr-1Mo 鋼のシャルピー衝撃試験結果より、PWHT による吸収エネルギーの大幅な増大
が認められた。PWHT 材においては、溶接中央部と HAZ 部において吸収エネルギーの値に明
瞭な差が認められた。破断面組織の SEM 観察結果より、これらの吸収エネルギーの差異が
へき開による脆性破壊、ディンプルの結合による延性破壊および介在物の存在の相違に起
因していることが認められた。
SUS316 鋼のビッカース硬さ試験結果より、溶接部とその周辺領域における機械的特性の
非一様性が認められた。
光学顕微鏡を用いた組織観察より、材料種および PWHT の有無に起因する組織的相違が認
められた。
今回の実験を通して、溶接が金属材料の強度に及ぼす影響について学ぶことができた。
-87-
Table.3-1 供試材の化学組成（wt%）
Fig.3-1 試験片の開先および熱電対の配置図と溶接条件
-88-
Fig.3-2 引張試験およびビッカース硬さ試験用 SUS316L 鋼の試験片の切り出し位置および
試験片寸法
Fig.3-3 引張試験およびビッカース硬さ試験用 2.25Cr-1Mo 鋼の試験片の切り出し位置
-89-
Fig.3-4 引張試験およびビッカース硬さ試験用 2.25Cr-1Mo 鋼の試験片の試験片寸法
Fig.3-5 2.25Cr-1Mo 鋼（ASWELD）の応力ひずみ曲線
-90-
Fig.3-6 2.25Cr-1Mo 鋼（PWHT）の応力ひずみ曲線
Fig.3-7 SUS316L の応力ひずみ曲線
-91-
Fig.3-8 各試験片の応力ひずみ曲線
Fig.3-9 2.25Cr-1Mo 鋼の AsWeld 材、PWHT 材およびその熱影響部におけるシャルピー衝撃
試験結果
-92-
Fig.3-10 2.25Cr-1Mo 鋼の AsWeld 材、PWHT 材およびその熱影響部におけるシャルピー衝撃
試験片破面の外観
Fig.3-11 2.25Cr-1Mo 鋼 AsWeld 材のシャルピー衝撃試験後破面の反射電子像
Fig.3-12 2.25Cr-1Mo 鋼 PWHT 材のシャルピー衝撃試験後破面の反射電子像
-93-
Fig.3-13 2.25Cr-1Mo 鋼 PWHT 材熱影響部のシャルピー衝撃試験後破面の反射電子像
Fig.3-14 SUS316L における溶接金属中央部から母材にかけてのビッカース硬さ試験結果
-94-
Fig.3-15 2.25Cr-1Mo 鋼 ASWELD 材の母材部
Fig.3-16 2.25Cr-1Mo 鋼 ASWELD 材の溶接金属部
-95-
Fig.3-17 2.25Cr-1Mo 鋼 ASWELD 材の母材、溶接金属界面
Fig.3-18 SUS316L の母材部
-96-
Fig.3-19 SUS316L の溶接金属部
Fig.3-20 SUS316L の母材、溶接金属界面
-97-
4．イオン照射実験
4.1 緒言
高エネルギーの中性子を固体材料に照射すると、結晶格子点から原子がはじき出される。
はじき出された原子は格子間原子となって、あとに原子空孔がつくられる。原子炉の炉心
あるいはその周辺で使用される金属材料は、高エネルギー中性子によって材料特性が劣化
する。この中性子照射損傷は原子炉用構造材料の安全性に重大な影響を及ぼす。本実験で
は、中性子照射損傷を模擬するために、高エネルギーイオンを原子力圧力容器用鋼 A508
（ASME SA-508 Gr.3 Cl.1）に照射する。その後、イオン照射による組織への影響を調査し、
原子炉用構造材料の中性子照射損傷に関する理解を深めることを目的とした。
4.2 供試材および実験方法
4.2.1 供試材
供試材は原子力圧力容器用鋼 A508（ASME SA508Gr.3Cl.1）を用いた。供試材の化学組成
を Table.4-1 に示す。
4.2.2
照射試験
照射試験に用いる試験片を試験片形状φ3 mm×0.21tmm、耐水研磨紙の 4000 番まで研磨し
た。この試験片を東京大学の重照射研究設備（HIT：High Fluence Irradiation Facility,
the University of Tokyo）にて照射を施した。Fig.4-1 に実際に試験片の照射をおこなう
ために使用した HIT のタンデトロンの写真を示す。タンデトロンにて Ni3+の重イオンを 4 MeV、
照射温度 300℃の条件で照射し、1dpa の照射損傷をあたえ、これを照射材とした。dpa とは
照射はじき出し損傷率で、個々の格子原子が弾き出される回数（displacement per atom）
である。
4.2.3
イオン注入シミュレーション
イオン注入のシミュレーションとして、SRIM (Stopping and Range In Matter)を用いた。
SRIM はイオン注入のシミュレーションで一般的に用いられているシミュレーションであり、
これは元素をあるエネルギーでターゲットに打ち込むと、打ち込んだ元素が基盤内部にど
のように分布するかをシミュレーションするものである。
-98-
4.2.4
照射試験後試料における透過型電子顕微鏡観察
照射した試料を集束イオンビーム装置（FIB：Focused Ion Beam）を用いて切り出しを行
った。その後、試料を、透過型電子顕微鏡（TEM：Transmission Electron Microscope）を
用いて試料のミクロ組織の観察を行った。
4.3 実験結果および考察
4.3.1
イオン注入シミュレーション
3+
Ni の重イオンを A508 に対し 4 MeV で照射した場合の SRIM によるイオン注入シミュレー
ションの結果を Fig.4-2～Fig.4-4 に示す。Fig.4-2 は横軸左手方向から重イオンを入射し、
試料内部に侵入してゆく様子を試料表面と垂直な面内に投影したものであり、Fig. 4-3 は
試料表面に平行な面に投影したものである。また Fig.4-4 は試料にイオン注入した Ni3+の深
さ方向の分布を示しており、この図から照射した Ni3+の重イオンは試料表面から約 2 m ま
で侵入して
4.3.2
照射試験後試料における透過型電子顕微鏡観察結果
TEM にて観察した結果を Fig.4-5 と Fig.4-6 に示す。Fig.4-5 より照射面に平滑さがない
ことがわかる。これは FIB による試料作成時における研磨の荒さによるものと考えられる。
Fig.4-5 より、表面近傍で転位があることが確認できた。しかし、今回は試料の作成ミスに
より、表面状態が良好なものではなく、定量的な議論はできない。
4.4 まとめ
照射試料の観察により、照射面から 2μm において転位線の増加が確認された。
回折像観察において、原子が重なって見えている部分は、照射によって弾き出された原
子である可能性があり、これらが転位線の増加に関連しているものと思われる。
今回の観察を通して、照射が材料に及ぼす影響を学ぶことができた。
-99-
Table.4-1 A508 (ASME SA-508 Gr. 3 Cl.1)の化学組成
C
Si
Mn
P
S
Ni
Cr
Mo
Fe
0.19
0.19
1.47
0.005
0.001
0.75
0.12
0.51
bal.
Fig.4-1 イオン照射装置タンデトロン
-100-
Fig.4-2 試料表面と平行な面内のイオン注入シミュレーション結果
Fig.4-3 試料表面と垂直な面内のイオン注入シミュレーション結果
-101-
Fig.4-4 Ni3+イオンを照射した際の試料深さ方向の強度分布
500nm
Fig.4-5 イオン照射近傍の TEM 観察結果
-102-
Fig.4-6 イオン照射試料における結晶方位面の TEM 観察結果
-103-