平成１３年５月７日
日本原子力学会材料部会国際学術小委員会
恩地健雄、木村晃彦
韓国の各研究機関における原子炉材料研究および日韓拠点大学事業における原子炉材料研究を紹介する。
韓国内の主な研究機関における研究活動
Prof. IL Soon Hwang（SNUMAT原子炉材料研究の責任者）からSNUMATにおける
原子炉材料の環境腐食割れ研究状況について説明を受けた。詳細は、 http://gong.snu.ac.kr/
を参照して下さい。
- PWSCC of Ni-base Alloys
Probabilistic Modeling, Mechanistic Understanding,
- ODSCC of Ni-base Alloys
Crevice Chemistry, Electrode Development
- Raman Analysis of Metal Oxide
Development of Reference & pH Electrode for Use in PWR Secondary Water
- Experimental Simulation of Boiling Crevice Chemistry
Prof.I.S.Kim (Department of Nuclear Engineering、原子炉材料の教授)からKAISTの研究状況を聞いた。詳細は、 http://nuclear.kaist.ac.kr/ を参照して下さい。
1981年に理工学系大学として設立され、現在は理学系６学部と工学系10学部を擁する。原子炉材料関連研究は原子力工学(Nuclear Engineering Department)と材料科学工学(Material Science and Engineering)で行われている。
Nuclear Materials Laboratoryにおける研究
原子力プラントの経年劣化機構に関して直面している問題を主に研究している。
＠Corrosion fatigue of Low Alloy Steel in 288℃ Environment
種種の環境中における低合金鋼の疲労き裂成長速度を測定することによりその特性を解明し、また疲労寿命を推定する
@Flow-Accelerated Corrosion of Nuclear Piping Steels
CANDU炉一次系流れによる加速腐食(FAC)の解明、マグネタイト固溶度に基づくクラッドの解析、外部磁場によるFAC抑制方法の研究、および低合金鋼のFAC挙動の解明
@Irradiation Embrittlement of Austenitic Stainless Steel Cladding
@Hydrogen Cracking of Zirconium Pressure Piping
Dr.Y.W.Park (Manager, Radiation & Engineering Department)からKINSの研究状況
を聞いた。詳細は、 http://www.kins.re.kr/eng/index.asp を参照して下さい。
1981年に原子力安全性研究機関として設立され1990年には独立した規制サイドの研究機関として位置付けられた。公衆の健康と環境を放射線の危険から守ると共に、政府の許認可や規制活動を支援することを使命としている。
韓国における軽水炉材料の主要課題
@Ni基合金（インコネル600、およびハステロイ750）
- SG 細管
Kori-1,-2では様々な劣化要因により細管が損傷。-1号では止栓11.5%、スリーブも多
数に上り、1998年にSG取り替えた。
- 原子炉圧力容器上蓋CRDM貫通部
インコネルMA600製スリーブ材にPWSCC損傷の懸念がある。Ulchin-1,-2やKori-1
にてECTやVT検査したが有意信号はなかった。今後も継続的に検査。
- 原子炉圧力容器内部構造物（案内管支持ピン）
ハステロイ750がPWSCCやIASCCにより損傷する懸念がある。1999年にYonggwan-2のピンにて
2箇所（shank-shoulderとshank-thread region）の割れが発見され取り替えた。
＠オーステナイトステンレス鋼
- 容器炉内構造物（バッフルフォーマーボルト）
Kori-1のCW316製バッフルフォーマーボルトがIASCCにより損傷。UT検査により
728本中２本に割れを検知したため、取り替えた。今後とも10年毎に継続的に検査。
@Zr-Nb合金
- PHWRにおける圧力管(PT)
CW Zr-2.5Nb製PTがDHC(delayed hydrogen cracking)とブリスタ形成により損傷した。Wolsung-1のPTがCalandria管と接触したが、ブリスタ形成はなかった。SLAR(Spacer Location & Reposition)を行った。
Dr.W.S.Ryu (Principal Researcher, Nuclear Material Technology Developmenmts)か
らKAERIの原子炉材料部門(NMTD)の研究状況を聞いた。詳細は、 http://matdb.kaeri.re.kr を参照。
NMTDの目的は主要原子炉機器の材料劣化と損傷機構の理解、原子炉環境における損傷や破壊に耐えうる材料の開発、韓国原子力発電所の機器健全性を保証するための支援、および設計・製造・規制・安全運転のための材料データベース確立、などである。
以下の８プロジェクトが活動している；
- Reactor Core Material & Nuclear Material Integrated Database
- Reactor Pressure Boundary Materials
- Steam Generator Materials
- Corrosion Evaluation & Control of NPPs
- Zr Materials for CANDU Reactors
- Functional Materials
- Evaluation of Dynamic Damage
- RPV Surveillance Program
日韓拠点大学事業における原子力材料共同研究
韓国内における原子力材料研究活動の一環として日韓拠点大学事業が挙げられる。これは，平成10年度から10年間にわたるエネルギー理工学に関する日韓交流事業であり，京都大学およびソウル大学を交流実施の中核機関となる拠点大学とし，日韓両国における全国の大学の連合組織からなる協力体として活動をおこなっている。本事業においては，1）高品位エネルギー源の開発と先進エネルギーシステムへの応用，2）エネルギー・材料相互作用の解明と先進エネルギー材料開発，3）クリーンエネルギー生産のための新バイオ工学システムの構築の3つのタスクを掲げており，2つ目のタスクが原子力材料研究に相当しており，具体的な研究テーマは以下のとおりである。
韓国側代表：In-Sup Kim (KAIST)，日本側代表：木村晃彦（京大）
研究課題：圧力容器鋼およびクラッド材の照射脆化
韓国側代表：Il-Soon Hwang (SNU)，日本側代表：庄子哲雄（東北大）
研究課題：炉内構造物のSCC感受性評価
韓国側代表：Soo-Woo Nam (KAIST)，日本側代表：松井秀樹（東北大）
研究課題：核融合炉ブランケット構造材料の開発研究
韓国側代表：Hu-Chul Lee (SNU)，日本側代表：高橋平七郎（北大）
研究課題：超高圧電顕を用いたマルチビーム照射効果研究
日韓拠点大学事業に関する情報：ホームページ http://133.3.13.33/cup/default.htm