革新的実用原子力技術開発費補助事業 （基盤技術分野強化プログラム）

平成２１年度成果報告書概要版 Innovative and Viable Nuclear Energy Technology (IVNET)

Development Project

ステンレス鋼レーザ溶接部の高信頼性化

に関する研究

平成２２年３月

大 阪 大 学

本報告書は、大阪大学が経済産業省からの補助金を受けて実施した技術開発の成果

報告書であり、その著作権は上記連携機関に属します。本報告書の一部または全部に

ついて使用・転載する場合には、事前に許可を受けることが必要です。

i

ステンレス鋼レーザ溶接部の高信頼性化に関する研究

（事業成果概要）

Study of Reliability in Laser Beam Weld Joints of Stainless Steels

大阪大学 西本 和俊、才田一幸、望月正人、森 裕章

ステンレス鋼レーザ溶接部の高信頼性化に関する研究を平成１９年度より平成２１年

度まで実施した。事業全体の成果は以下の通りである。

キーワード：ステンレス鋼，レーザ溶接，高信頼性化，凝固モード，高温割れ，残留応力

1. 目的

原子力発電施設においては、構造物としての強度確保と鋭敏化に起因した耐食性の劣化

を抑制するため、低炭素化が図られた 316 型オーステナイト系ステンレス鋼が多用されて

いる。しかし、そのような非鋭敏化鋼種を使用した場合でも応力腐食割れ（SCC）による損

傷事例が顕在化しており、その原因究明とともに種々の対応策が検討されている。SCC の

補修あるいは予防保全に対してレーザ溶接技術の応用が期待されているが、その溶接部に

おいて高温割れ（とくに凝固割れ）の発生が危惧されている。この割れに対しては、従来

よりオーステナイト初晶凝固した場合に発生し易くなること、硫黄やリンなどの不純物元

素の含有量が多い鋼種ほど、同割れ感受性が高くなることなどが知られているが、レーザ

溶接時に溶接金属中に発生するひずみ挙動のような力学的な観点も考慮して系統的に検討

された例はほとんどなく、十分には明らかにはなっていないのが現状である。一方、SCC

の発生に大きく影響を及ぼすレーザ溶接時の残留応力特性についても、定性的な傾向は把

握できていると考えられているものの、HAZ 近傍の詳細な応力分布については必ずしも明

確になっていないのが実情である。

そこで本研究では、以上のことを鑑み、（１）レーザ溶接部の割れ感受性評価手法の開発、

（２）熱弾塑性解析によるレーザ溶接部の熱応力履歴・残留応力分布特性の把握と低減化

および（３）レーザ溶接継手の健全性評価技術の開発を試みた。

2. 技術開発成果

本研究で得られた技術開発成果を以下に示す。

（1）レーザ溶接部の割れ感受性評価手法の開発

レーザ溶接部における割れ（とくに溶接過程で発生する高温割れ）感受性を評価する方

法として、従来の高温割れ感受性評価手法の一つである片持ち梁型拘束割れ試験をレーザ

溶接用に改良するとともに、試験片の形状についても、レーザを照射する領域近傍のみ他

ii

の部分よりも板厚を薄くすることによって、同部位に集中的に所定のひずみを付加できる

ように改良した。その結果、溶接部への付加ひずみがより高度に制御できるようになり、

レーザ溶接過程においても詳細に高温割れ感受性を評価できる手法として確立することが

できた。

（2）熱弾塑性解析によるレーザ溶接部の熱応力履歴・残留応力分布特性の把握と低減化

レーザ溶接時の凝固過程で発生するひずみ履歴の解析手法を確立するとともに、残留応

力分布における従来のアーク溶接とレーザ溶接の差異について、実験と熱弾塑性解析の両

面から検討を試みた。その結果、レーザが高エネルギー密度熱源であるという特性から、

従来のアーク溶接の場合に比べて残留応力が低減されることが明らかとなった。

（3）レーザ溶接継手の健全性評価技術の開発

健全な溶接継手を作製する上で、割れの発生を抑制することは最重要要件の一つである。

溶接金属中に発生する凝固割れについて、レーザ溶接金属における凝固脆性温度域（BTR）

を冶金学的解析手法により推定した結果と、熱弾塑性解析による同部位におけるひずみ挙

動の解析結果を用いて、同割れの発生挙動を解析的に評価した結果、実験結果と良好な対

応を示した。このことは、凝固割れが生じないレーザ溶接条件を解析から推定できる可能

性があることを示唆しており、レーザ溶接継手の健全性評価技術の開発に向けた第一歩で

あると考えられる。

3. まとめ

本研究は、本年度までの３年間、前述の３つの技術開発項目について検討し、それを通

じて原子力関連技術に携わる若手研究者・技術者を育成することを試みた。本年度までに

従来と比べてもとくに人材育成を念頭に置いて計画した所定の技術開発を完了するととも

に、その開発成果を学協会にて発表した。以下に本研究で得られた成果をまとめて示す。

[1]昨年度に開発したレーザ溶接用片持ち梁型拘束割れ試験について、試験片形状および試

験条件を見直すことによってさらなる改良を加え、溶接部の溶込み形状の変化に関わらず、

より詳細な高温割れ感受性評価が可能となった。

[2]高温割れ評価試験の改良にともない、レーザ溶接時の溶接金属中にて発生するひずみ挙

動の熱弾塑性解析手法についてもモデルおよび解析条件の見直しを図り、より実験結果と

の対応が良好な解析が可能となった。

[3]溶接時の熱源を従来のアークからレーザに変更することによる溶接部の残留応力低減

効果について、実験と解析の両面から検討した結果、レーザ溶接部では従来のアーク溶接

に比べて残留応力が抑制されることが明らかとなった。

[4]一連の研究活動を通じて原子力関連技術の一翼を担う溶接工学に関する基本的な研

究手法を大学院生を含む若手研究者に修得させることができ、その成果を学協会にて

発表することができた。

iii

4. 本技術の将来展開

本研究で検討し開発した前述の３つの技術は、主として原子炉の製造や既存設備の補修

技術を開発するための基礎的な試験や解析方法の提案に相当する。したがって、実用とい

う観点で考えた場合、各種研究・開発部門において、設計・製造に際し、構造材料および

その溶接部における特性の調査手法への適用が主たる対象となると考える。

以上のことを鑑み、本研究で実施した各開発項目について、それらの実用化に向け

た展開を以下に述べる。

開発項目（１）レーザ溶接部の割れ感受性評価手法の開発

レーザ溶接部における高温割れ感受性を評価する方法として、改良型の片持ち梁型拘束

割れ試験が適用可能であることは証明できたと言えるが、あくまでも試験方法としての有

用性を示すに留まっている。今後、他の研究への適用拡大を考える場合、試験の適用範囲

の明確化や試験条件の選定方法の確立などについてさらに詳細に検討する必要がある。

開発項目（２）熱弾塑性解析によるレーザ溶接部の熱応力履歴・残留応力分布特性の把握

と低減化

レーザ溶接時の凝固過程で発生するひずみ履歴の解析手法を確立するとともに、レーザ

溶接により従来のアーク溶接と比べて大幅に残留応力が低減できることを明らかにするこ

とができた。このことから、凝固過程で溶接金属中に生じるひずみ履歴の解析については、

凝固割れ発生予測手法の確立に向けて、BTR の推定精度の向上とともにさらなる解析精度

の高精度化が実用化への重要な鍵となると考えられる。残留応力解析については、より広

範囲のレーザ溶接条件下にて実証データを取得することにより、実用化への展開が図れる

ものと期待される。

（3）レーザ溶接継手の健全性評価技術の開発

レーザ溶接時の BTR を実験と理論解析の両面から推定し、それと同部位におけるひず

み挙動の熱弾塑性解析結果とを比較して高温割れ（とにく凝固割れ）の発生の可否を推定

する方法は、従来の概念的に知られていた割れ発生機構を実際に評価手法として具現化し

たという意味では非常に意義があると考える。ただし、実用化あるいは評価手法としての

確立という観点では、レーザ溶接部の BTR の実測方法を確立することやそれを用いた推定

結果の妥当性の検証が必要となるとともに、レーザ溶接時の凝固過程におけるひずみ挙動

の直接観察と実測による熱弾塑性解析結果の検証も重要であると考える。これらについて

は、未だ確立された技術が無く、今後の検討課題といえる。

iv

Study of Reliability in Laser Beam Weld Joints of Stainless Steels

Kazutoshi Nishimoto*, Kazuyoshi Saida*, Masahito Mochizuki* and Hiroaki Mori*

*Osaka University

Keywords : Stainless steel, Laser beam welding, Reliability, Solidification mode, Hot

cracking, Residual stress

Summary

1. Objectives

Low-C type 316 austenitic stainless steels were used for the structural material in

nuclear power plants from viewpoints to maintain strength, to prevent the corrosion

owing to sensitization and so on. However, stress corrosion cracking (SCC) has been

observed in the plants. It has been demanded to make clear the cause of SCC and

establish the countermeasure for the cracking. Laser beam welding is expected to be

one of the useful techniques for repair degraded structural materials and/or preventive

maintenance for the plants. Unfortunately, hot cracking in laser welds as repair and/or

prevention maintenance for the SCC has been problem on practical use. It is well

known that the hot crack susceptibility is higher in the case of primary austenite

solidification and high contents of impurity elements such as P, S and so on. However,

the cracking in laser welds has not been systematically investigated from the

viewpoints of metallurgic and dynamic approach. The mechanism of the cracking has

not been clarified yet.

On the other hand, residual stress, which is effective parameter for SCC, in laser

welds has not been completely clarified still now.

The following matters have been investigated in this study: (1) Development of

evaluating method for hot cracking in laser welds, (2) Evaluation of thermal stress and

residual stress in laser welds and (3) Development of the technique to evaluate the

soundness of laser beam welded joints.

2. Main results

In this study, the following research matters have been conducted for 3 years since

2007. That is, (1) Development of evaluating method for hot cracking in laser welds, (2)

v

Evaluation of thermal stress and residual stress in laser welds and (3) Development of

evaluating technique for the thermal stress and residual stress in laser welds.

Main results obtained in this study are summarized as follows.

[1] Development of evaluating method for hot cracking in laser welds

Augmented strain could be flexibly controlled by change in shape of specimen for the

modified local tensile strain cracking test. That is, hot crack susceptibility in laser

beam welds with various kinds of penetration shapes could be evaluated in detail due

to such modification based on simulation using thermo elastic-plastic analysis.

[2] Evaluation of thermal stress and residual stress in laser welds

Hot cracking cloud be simulated by thermo elastic-plastic analysis with modification

of the model and conditions to calculate the strain occurred in laser beam welds during

the modified local tensile strain cracking test. From calculated results, it was revealed

that the strain increment for temperature during solidification process in laser beam

welds increases in solidification ratio due to rising of welding velocity. In addition, it

could be clarified by the analysis that the residual stress in laser beam welds is

suppressed more than that in welds using commonly used arc welding techniques.

Such tendency was agree with the experimental results.

[3] Development of the technique to evaluate the soundness of laser beam welded joints

Solidification crack susceptibility on the modified local tensile strain cracking test

for laser beam welding could be estimated by the combination between metallurgical

analysis to evaluate the solidification brittleness temperature range (BTR) in laser

weld metals and the thermo elastic-plastic analysis for tensile strain occurred in the

weld metals. The simulated results are in good accordance with the experimental ones.

It seems to be suggested that laser welding conditions to suppress hot cracking can be

obtained using the newly developed evaluating technique.

3. Conclusion

[1] Hot crack susceptibility could be evaluated in detail due to change the shape of

specimen for the modified local tensile strain cracking test.

[2] Hot cracking cloud be simulated by thermo elastic-plastic analysis with

modification of the model to calculate the strain occurred in laser beam welds

during the cracking test.

[3] From simulation and experimental results, residual stress in laser beam welds is

less than that in usual arc welds.

vi

[4] Young researchers included graduated school students could acquire the basic

research techniques concerned with welding engineering through attending a

chain of research works in this project. In addition, they actively presented and/or

reported the results obtained in this research activity to the Japan Welding Society,

High Pressure Institute of Japan and so on.

4. Conclusion

In order to actual use the evaluation techniques developed in this study, we have to

improve and develop the following matters.

[1] Development of evaluating method for hot cracking in laser welds

The availability of modified local tensile strain cracking test to evaluate the hot

cracking susceptibility in laser welds has been demonstrated in this research. However,

to develop it to the actual evaluation test method, we have to make sure the range of

application of this test and selection methodology of testing conditions.

[2] Evaluation of thermal stress and residual stress in laser welds

The accuracy of calculation to evaluate both the strain occurred during solidification

process and the BTR in laser welds for prediction of solidification cracking. On the

other hand, to develop the laser beam welding technique for nuclear engineering, not

only the accuracy of a thermal elastic-plastic analysis but experimental demonstration

data corresponding to calculation by the analysis have to be acquired under wider laser

welding conditions.

[3] Development of the technique to evaluate the soundness of laser beam welded joints

To evaluate the solidification crack susceptibility in laser welds, the estimation

technique using the numerical estimated BTR and calculated stress occurred in the

welds by a thermal elastic-plastic analysis is useful. However, to adopt it for other

research works, the validity of evaluated BTRs and local strain in laser welds have to

be clarified by some experimental techniques.

vii

目 次

1. はじめに．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．1

2. 技術開発計画．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．3

2.1 全体の技術開発計画．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．3

2.2 今年度の計画．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．6

2.3 研究体制と活動内容．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．7

3. 成果の概要．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．8

3.1 実施計画と進捗状況との比較．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．8

3.2 得られた成果の一覧．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．28

3.2.1 開発項目（1）レーザ溶接部の割れ感受性評価手法の開発について．．．．．．．．28

3.2.2 開発項目（2）熱弾塑性解析によるレーザ溶接部の熱応力

履歴・残留応力分布特性の把握と低減化について．．．．．．．．28

3.2.3 開発項目（3）レーザ溶接継手の健全性評価技術の開発について．．．．．．．．．．29

3.3 人材育成面における成果について．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．30

4. まとめ．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．32

4.1 得られた事業成果に対する自己評価．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．32

4.2 今後の計画．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．33

4.2.1 本事業で開発した技術の実用化に向けた課題と展望．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．33

4.2.2 技術開発を通じた人材育成に関する検討．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．．34

1

1. はじめに

原子力発電施設においては、強度と耐食性の確保の観点からオーステナイト系ステンレ

ス鋼が多用されている。特に、鋭敏化に起因した耐食性の劣化については古くから知られ

ており、その対策として現在では低炭素化が図られた鋼種が使用されている。しかしなが

ら、そのような非鋭敏化鋼種を使用した場合であっても応力腐食割れ（SCC）による損傷

事例が顕在化し、原因究明とともに種々の対応策が検討されている。

このような背景の元で、局部的に低入熱な熱源を用いて材料への熱影響を小さくするこ

とが可能なレーザによる溶接技術が開発されているが、その溶接部において高温割れ（特

に凝固割れ）の発生が危惧されている。この割れに対しては、従来より溶接金属中の凝固

モード（溶融金属が凝固する際の相変態挙動）が凝固速度の増加によってフェライト初晶

からオーステナイト初晶へと変化した場合に発生し易くなること、硫黄やリンなどの不純

物元素の含有量が多い鋼種ほど、同割れ感受性が高くなることなどが示されている（図 1.1

参照）。レーザ溶接の場合、通常の溶接法ではフェライト初晶となり溶接金属中に 5～10%

程度のフェライトを含むよう成分設計された鋼種であっても、凝固速度が大きいために準

安定相であるオーステナイトが初晶となり、大幅にフェライト含有量が低くなる場合があ

る。ここで、例えば米国機械学会（ASME）の溶接規格（2007 年版）において、原子力発

電用設備におけるステンレス鋼溶接金属中には、高温割れ防止の観点から 5%のフェライ

トを含有するよう義務づけられていることから、前述のような特性を持つレーザ溶接を原

子力関連の製造技術へ適用することが大きく阻害されている。しかし、実際には近年の製

鋼技術の進歩により、オーステナイト初晶で凝固したからといって必ずしも溶接金属中に

高温割れが発生するとは限らないまでに鋼材の性能が向上しているが、実証データの不足

からレーザ溶接の適用が認められていないのが現状である。また、レーザ溶接時に溶接金

属中に発生するひずみ挙動のような力学的な観点についても定量的に評価された例はほと

んどなく、十分には明らかにはなっていないことから、前述の材料学的な観点からの不明

な点とともに、常に高温割れの発生に対して多くの時間と労力をかけて実際の溶接施工試

験を行うことにより安全性を実証しつつ、レーザ溶接が実施されているのが現状である。

また、レーザ溶接を行った場合、その低入熱な特性から残留応力もアーク溶接の場合に

比べて低減されるというデータが示されている事例があるが、一方で、レーザ溶接によっ

ても残留応力は低減されないという報告もあり、レーザ溶接時の残留応力特性については、

必ずしも明確になっていないのが実情である。低炭素化が図られたオーステナイト系ステ

ンレス鋼においても SCC が顕在化している状況を鑑みると、レーザ溶接部における残留

応力特性を定量的に把握することが、より重要性を帯びた課題となっている。

さらに、各種製造技術の重要な基盤の一つである溶接技術については、産業界からのニ

ーズは原子力業界に限らず従来同様もしくはそれ以上に大きなものになっているにもかか

2

わらず、相反して研究者は「はやり」の学問領域に研究テーマを移行させることが多く、

いわゆる「溶接」研究者は年々減少しており、新規開発はもちろんのこと、これまでに培

ってきた技術の維持すら困難となりつつあり、技術の衰退が危ぶまれているのが現状であ

る。この事実は、今後のさらなる発展が見込まれている原子力産業に対しても危機的状況

をもたらす可能性があり、若手溶接技術者・研究者の養成は急務であることは言うまでも

ない。

以上のことから、本研究では、オーステナイト系ステンレス鋼のレーザ溶接性について、

(1) 溶接割れ感受性に着目した評価を実施することにより、オーステナイト初晶で凝固し

た場合であっても高温割れが発生しない条件範囲を明確にし、溶接冶金学および溶接力学

の観点から割れ発生に関する機構解明および発生予測手法を確立するともに、(2) 残留応

力特性を把握、低減化を試みることにより、その結果を基にオーステナイト系ステンレス

鋼の健全かつ信頼性の高いレーザ溶接継手の作製技術を確立することを目指す。(3) さら

に、このような一連の最新の技術開発研究の遂行を通じて、これまでに脈々と蓄積されて

きた溶接工学に関する基本的実験あるいは解析等の研究手法を大学院の博士後期課程学生、

さらには博士前期課程学生を含む若手研究者・技術者に修得する機会を与えながら次世代

の溶接技術を担う人材を育成することを目的とする。

図 1.1 高温割れ感受性に及ぼす S+P+B量および Cr当量/Ni当量の影響

（J.C.Lippold, Weld. J., Vol. 73, No. 6, pp.129s-139s (1994)）

3

2. 技術開発計画

2.1 全体の技術開発計画

本技術開発では、以下のような項目に沿って研究開発を実施する。

（1）レーザ溶接部の割れ感受性評価手法の開発

◎ 目標：高温割れが発生していないと見なせる（表面および断面マクロにおける走査型電

子顕微鏡による割れ総長さ測定値：0mm 以下）レーザ溶接継手を得るための条件範囲の

明確化

◎ 目標を達成するための方法と手順：従来から広く用いられているアーク溶接時の溶接金

属における割れ感受性については、これまでにも様々な検討が実施されており、その評価

手法は規格化され、一通りは確立されていると言えるが、レーザ溶接金属における割れ感

受性を定量的に評価する方法については未だ十分には検討されておらず、評価手法そのも

のが確立されているとは言い難いのが現状である。そこで、従来の溶接時における割れ感

受性評価手法のレーザ溶接への適用の可能性を調査し、さらに改良を加えることによって、

割れの定量評価法としての保証を確保しつつレーザ溶接時のものへと発展させる。具体的

には片持ち梁型拘束割れ試験をレーザ溶接に適用する（図 2.1.1参照）。溶接冶金学的な観

点からは、X 線回折装置を用いてレーザ溶接金属中に形成された相を同定し、割れ感受性

に及ぼす鋼材中の不純物元素の含有量および凝固組織の影響を明確にするとともに、割れ

が発生しない健全なレーザ溶接継手を得るための条件範囲を明確にすることを試みる。

◎ スケジュール：以下に、各年度における具体的実施内容を示す。

平成 19 年度：割れ評価試験方法の基本的検討とレーザ溶接部割れ感受性試験の実施

平成 20 年度：レーザ溶接部における高温割れ感受性試験の定量的評価

◎ 予想される具体的成果：レーザ溶接用溶接割れ感受性試験法の確立

（2）熱弾塑性解析によるレーザ溶接部の熱応力履歴・残留応力分布特性の把握と低減化

◎ 目標：レーザ溶接部における熱応力・残留応力分布の定量化と、アーク溶接による残留

応力からの最大引張応力値 30％低減

◎ 目標を達成するための方法と手順：レーザ溶接を行った場合、溶接プロセス中の熱応

力・ひずみ履歴が高温割れに影響を及ぼすことが明らかになっている。また、レーザ溶接

の低入熱な特性から残留応力もアーク溶接の場合に比べて低減されるというデータが示さ

れている事例があるが、レーザ溶接によっても残留応力は低減されないという報告もあり、

レーザ溶接時の残留応力特性については、必ずしも明確になっていないのが実情であるこ

とを踏まえ、さらに、低炭素化が図られたオーステナイト系ステンレス鋼においても SCC

が顕在化している状況を鑑みれば、オーステナイト系ステンレス鋼のレーザ溶接における

4

残留応力特性を定量的に把握することが、より重要性を帯びた課題となる。そこで、レー

ザ溶接時における溶接部の熱応力履歴・残留応力分布特性を把握するため、レーザ溶接に

対応した熱弾塑性解析手法を開発し、項目(3)で実施する溶接時の熱応力・ひずみ履歴を把

握できるようにするとともに、圧子型残留応力計測法を併用して解析結果の妥当性を検証

しながら、残留応力低減溶接法の可能性を検討する。

◎ スケジュール：以下に、各年度における具体的実施内容を示す。

平成 19 年度：レーザ溶接用熱弾塑性解析技術の開発

平成 20 年度：レーザ溶接の照射条件と残留応力分布の関係の明確化

平成 21 年度：残留応力低減溶接法の数値解析による検討と実験による検証

◎ 予想される具体的成果：レーザ溶接プロセスによる溶接残留応力の低減化

（3）レーザ溶接継手の健全性評価技術の開発

◎ 目標：オーステナイト初晶で凝固する条件範囲であっても、高温割れを回避し、残留応

力を低減できる健全なレーザ溶接継手が得られる具体的条件範囲の提示

◎ 目標を達成するための方法と手順：項目(1)での実験結果と凝固理論に基づく数値解析

により、割れ発生に関する材料側の要因である凝固脆性温度域を予測し得る手法を開発す

る（図 2.1.2 参照）とともに、溶接力学的要因である溶接時のひずみ挙動を項目(2)で開発

した熱弾塑性解析により明らかにし、それら両面からの解析結果を基に高温割れ発生を予

測することを試み（図 2.1.3参照）、その結果から、逆に割れを回避し健全なレーザ溶接継

手が得られる条件範囲を予測することにより、より信頼性の高いレーザ溶接継手を得るた

めの技術を開発する。特に、レーザ溶接の適用に対する阻害要因となっているオーステナ

イト初晶での凝固条件範囲内において高温割れ発生領域を明確にし、逆に同初晶凝固であ

っても健全なレーザ溶接継手が得られる条件の選定に関する指針を示す。

◎ スケジュール：以下に、各年度における具体的実施内容を示す。

平成 20 年度：レーザ溶接時の熱応力・ひずみ履歴の予測

平成 21 年度：継手特性評価による高温割れ発生予測法の確立

◎ 予想される具体的成果：レーザ溶接時の凝固脆性温度域の定量化とレーザ溶接時の熱応

力・ひずみ履歴の評価による高温割れ発生予測法の確立、およびオーステナイト初晶で凝

固する条件範囲内においても高温割れが発生しない条件範囲の明確化

5

図 2.1.1 片持ち梁型拘束割れ試験の概略図

図 2.1.2 レーザ溶接金属中の凝固脆性温度域の推定方法の概念図

6

図 2.1.3 レーザ溶接部における割れ発生の予測手法の概念図

2.2 今年度の計画

今年度は、本研究の最終年度として、各開発項目およびその目標に対し以下のような研

究開発を実施する。

（1）レーザ溶接部の割れ感受性評価手法の開発

昨年度に開発した割れ評価試験方法を用いて板厚を貫通するビードでのレーザ溶接部の

高温割れ感受性を評価し、する。

（2）熱弾塑性解析によるレーザ溶接部の熱応力履歴・残留応力分布特性の把握と低減化

昨年度に開発したレーザ溶接過程での溶接部に発生する応力・ひずみ挙動の熱弾塑性解

析技術を用いて、高温割れ評価試験時にレーザ溶接部に発生する応力・ひずみ挙動を解析

する。また、レーザ溶接部の残留応力分布についても実験と解析の両面から検討し、レー

ザ溶接の照射条件と残留応力分布の関係を明確化する。

（3）レーザ溶接継手の健全性評価技術の開発

レーザ溶接時の熱応力・ひずみ履歴について、熱弾塑性解析を用いてその予測手法を開

発する。さらに、最終的な目標である、継手特性評価による高温割れ発生予測法の確立に

向けた基礎的検討を、「人材育成」を念頭に置きながら進める。

7

2.3 研究体制と活動内容

本研究では、ステンレス鋼のレーザ溶接部における高信頼性化に向けて“溶接冶金学”

および“溶接力学”の両面から取り組み、その統合的な検討結果を基にレーザ溶接技術の

確立を目指していることから、昭和 19 年（1944年）に世界で初めて創設された「溶接工

学科」を源流とする溶接のメッカと呼ばれる、国内のみならず世界的に溶接に関する研究

開発、技術開発をリードしてきた大阪大学マテリアル生産科学専攻において、“溶接冶金学”

を専門とする研究室である西本研究室と、“溶接力学”の研究グループである豊田研究室と

が共同で研究を実施する。特に、レーザ溶接時の高温割れ発生挙動に関する実験的検討と

割れ感受性に及ぼす不純物元素含有量や凝固組織の影響に関する冶金学的な理論解析（(1)

レーザ溶接部の割れ感受性評価手法の開発）については西本研究室が担当し、レーザ溶接

時に発生する熱応力・ひずみおよび残留応力の評価（(2) 熱弾塑性解析によるレーザ溶接

部の熱応力履歴・残留応力分布特性の把握と低減化）は豊田研究室が担当、両者の結果を

用いた高温割れ発生の予測、割れを回避しオーステナイト初晶で凝固する条件範囲であっ

ても、高温割れを回避し、残留応力を低減できる健全なレーザ溶接継手が得られる具体的

条件範囲の提示（(3) レーザ溶接継手の健全性評価技術の開発）は西本研究室・豊田研究

室合同で推進する体制をとる。なお、西本研究室と豊田研究室の連携体制は、これまでに

も多くの研究プロジェクトを遂行してきている実績 (1)-(2)があり、今回の技術開発について

も適切な分担、連携体制を駆使して進めることができると考えられる。

(1) 森 裕章，勝山仁哉，望月正人，西本和俊，“表面加工された低炭素ステンレス鋼溶接

部における粒界すべり挙動に及ぼす残留応力および加工硬化の影響”，日本保全学会誌，

Vol. 7, No. 1, pp. 36-41 (2008).

(2) M. Mochizuki, S. Okano, H. Mori and M. Toyoda, “Measurement of

Through-Thickness Residual Stress in Primary Piping of Girth Welded Joint,”

Materials Science Forum, Vols. 580-582, pp. 585-588 (2008).

8

3. 成果の概要

3.1 実施計画と進捗状況との比較

開発項目（1）レーザ溶接部の割れ感受性評価手法の開発に関しては、昨年度までに作

製した治具と、形状を改良した試験片を用いて片持ち梁型拘束割れ試験を実施し、試験片

中央においたレーザ溶接金属中における割れ発生の有無を検鏡により調査した。

なお、本項目については、最終年度となる本年度は開発という観点での実施ではなく、

様々なレーザ溶接条件下での試験の妥当性の検証と開発項目（３）の割れ感受性予測結果

の実験的検証を主たる目的として実施した。

片持ち梁型拘束割れ試験の実施状況を図 3.1(1)-1 に示す。試験片上に所定の長さのビー

ドを置くように設定しなければならず、多軸ロボットを緻密にティーチングしている。通

常のアーク溶接では、図 3.1(1)-2 に示すように有害光を遮断するための専用の保護面を着

けることにより溶接過程を観察するようにしているが、本研究で使用したレーザ溶接機は

完全に遮蔽されたボックス内でレーザを照射する機構となっており、反射光による事故の

防止を最優先し、より安全に配慮したものとなっている。レーザ試験後、レーザ溶接部特

有の断面組織を分析するために試験片断面を研磨している状況を図 3.1(1)-3 に、研磨面を

腐食後、走査型電子顕微鏡（SEM）を用いて溶け込み形状やミクロ組織を観察している状

況を図 3.1(1)-4にそれぞれ示す。レーザ溶接部の溶け込み形状やミクロ組織を正確に評価

し、熱弾塑性解析や割れ判定時にその情報を反映させる必要がある。

図 3.1(1)-1 レーザ溶接装置の照射準備 図 3.1(1)-2 アーク溶接実施状況

若手研究者・学生の溶接技術への関心向上と関連する基礎知識を習得

9

図 3.1(1)-3 試料の研磨状況 図 3.1(1)-4 電子顕微鏡での組織観察状況

本研究では、Cr当量/Ni当量を 3 水準、P+S 量を 3 水準にそれぞれ変量させた 9鋼種の

316L 型オーステナイト系ステンレス鋼（SUS316L）を用いた。それらの化学組成を表

3.1(1)-1 に示す。

表 3.1(1)-1 供試材料の化学組成（mass%）

試験後の試験片表面の観察結果の一例を図 3.1(1)-5 に示す。溶接金属中央部には縦割れ

（センターラインクラック）が発生している様子がうかがえる。

片持ち梁型拘束割れ試験にて発生したセンターラインクラックの破面を観察した結果を

図 3.1(1)-6 に示す。破面は全面にわたってデンドライト状の組織が観察され、表面は滑ら

かであることから、割れ発生時に液相が存在したものと考えられる。これらの観察事実な

らびにこれまでの溶接冶金学分野において蓄積されたデータベースから、前述のセンター

ラインクラックは凝固割れであると判断することができる。

10

図 3.1(1)-5 片持ち梁型拘束割れ試験後の試験片の表面観察結果（溶接速度：40mm/s）

図 3.1(1)-6 片持ち梁型拘束割れ試験時に発生したセンターラインクラックの

破面観察結果（溶接速度：40mm/s）

片持ち梁型拘束割れ試験の結果を、溶接速度別に Creq/Nieq と P+S 量の関係でまとめ

て図 3.1(1)-7に示す。初期付加ひずみを 0.1%とした場合、溶接速度が 1m/min では、割れ

の発生が認められず、溶接速度が 2m/min では Creq/Nieqが 1.4 相当の鋼種で、P+S 量が

200ppm 相当での条件においてのみ割れの発生が認められた。これに対し、溶接速度が

3m/minおよび 4m/minの条件下では、今回設定した全ての Creq/Nieqの鋼種において P+S

量が 200ppm 相当では割れが発生し、さらに Creq/Nieq が 1.4 相当の鋼種では、P+S量が

11

150ppm 相当でも割れの発生が確認された。このように、片持ち梁型拘束割れ試験を用い

ることによって、レーザ溶接時の溶接速度が上昇することにより、溶接金属中の凝固割れ

感受性が増大することがわかった。

以上のような関係図を用いることにより、開発項目(1)においては、溶接冶金学分野にお

ける人材育成に重要となる学問基盤に則る技術開発を進めることにより、当初の目標通り、

レーザ溶接部の高温割れ感受性を定量的に評価することが可能となった。また、本実験結

果は、後述の開発項目(3)における割れ発生予測に対する実験的検証として使用する。

Cr/Ni equivalence

P+S 量

(mas

s%:p

pm)

1.4 1.45 1. 5

: Cracks

Laser traveling velocity : 1m/minLoad strain : 0.1%

: No cracks

Weld penetration shape : Full penetration type

150

200

100

Experimental result

Cr/Ni equivalence

P+S 量

(mas

s%:p

pm)

1.4 1.45 1. 5

: Cracks

Laser traveling velocity : 2m/minLoad strain : 0.1%

: No cracks

Weld penetration shape : Full penetration type

150

200

100

Experimental result

(a) 溶接速度：1m/min (b) 溶接速度：2m/min

Cr/Ni equivalence

P+S 量

(mas

s%:p

pm)

1.4 1.45 1. 5

: Cracks

Laser traveling velocity : 3m/minLoad strain : 0.1%

: No cracks

Weld penetration shape : Full penetration type

150

200

100

Experimental result

Cr/Ni equivalence

P+S 量

(mas

s%:p

pm)

1.4 1.45 1. 5

: Cracks

Laser traveling velocity : 4m/minLoad strain : 0.1%

: No cracks

Weld penetration shape : Full penetration type

150

200

100

Experimental result

(c) 溶接速度：3m/min (d) 溶接速度：4m/min

図 3.1(1)-7 片持ち梁型拘束割れ試験による割れ発生挙動の調査結果

12

開発項目（2）熱弾塑性解析によるレーザ溶接部の熱応力履歴・残留応力分布特性の把

握と低減化に関しては、レーザ溶接における残留応力分布について、その特性を把握する

ととともに、従来のアーク溶接時に生じる同分布と比較することにより、レーザ溶接によ

る残留応力の低減の可否について、実験と解析の両面から検討を試みた。まず，レーザ溶

接の残留応力特性を把握するため、LD レーザを用いた溶接部の残留応力分布について検討

した。入熱量が異なる溶接条件を設定し、比較することで、入熱量と残留応力分布特性の

関係について考察した。つぎに、ファイバーレーザ溶接と TIG 溶接について、それらの溶

接部における残留応力分布を比較した。今回はそれぞれの溶接法において、同じ溶込深さ

が得られる条件で残留応力分布を比較した。さらに、これらの板材に対する検討に加えて

円筒管の溶接継手についてもレーザ溶接と TIG 溶接による残留応力の差異について検討を

行った。

溶接部における残留応力については、応力弛緩法による実験的検討と熱弾塑性解析によ

る解析的検討の 2 つのアプローチによって評価した。図 3.1(2)-1 に示すような寸法の

SUS316L 鋼板の中央にそれぞれの溶接法でビードオンプレート溶接を行った。なお、溶

接条件については、レーザ溶接における残留応力分布特性を把握のための LD レーザを用い

た実験では表 1 に示すように３つの条件を設定した。また、ファイバーレーザ溶接と TIG

溶接の残留応力分布の比較のための実験では表 2 に示す条件を設定した。

本研究では応力弛緩法を用いてアーク溶接とレーザ溶接の残留応力分布特性について検

討したが、この応力弛緩法とは、試験体を切断した際に生じる弾性変形から残留応力を推

定するという基本原理に基づくものであり、取り扱いの容易さと測定値の精度の面から最

も信頼性が高いと考えられ、一般的に広く用いられている測定法である。図 3.1(2)-2 に示

す位置にひずみゲージを貼り付け、残留応力を測定した。

(unit : mm)

150

x

y

z

6

280

300300

図 3.1(2)-1 試験片寸法および溶接条件

13

10

2 2

140

10 15 30 35

2 軸ゲージ

1 軸ゲージ

40

溶接線

図 3.1(2)-2 ひずみゲージ貼り付け位置

試験片の切断には帯ノコ、高速カッターおよびファインカッターを用いた。切断により

加工面近傍には塑性加工が生じるが、その影響がひずみゲージの計測値に影響を及ぼさな

いよう、あらかじめ予備実験により適正な切断条件範囲を求め、継手の切断を行った。溶

接継手の切断状況を図 3.1(2)-3、図 3.1(2)-4、図 3.1(2)-5にそれぞれに示す。

図 3.1(2)-3 帯ノコを用いた第一次切断の状況

図 3.1(2)-4 高速カッターを用いた第二次切断の状況

14

図 3.1(2)-5 ファインカッターを用いた第三次切断の状況

ひずみゲージを貼り付けた切断前の試験片の写真を図 3.1(2)-6 に示す。今回用いたひず

みゲージは、より密な計測プロファイルを取る目的から特別に超小型のものを用いている

ことからゲージリードが非常に細く、残留ひずみの測定中に容易に切れる恐れがあり、ま

た、切断中の冷却水（油）によりひずみゲージが剥離する可能性がある。これらを防止す

るためにゲージの表面に切断線には影響のない範囲に限定してエポキシ樹脂を塗布する工

夫を施した。切断手順については、先に示した 3 種類の切断機を用いて図 3.1(2)-7から図

3.1(2)-9 に示す順序で行った。ステンレスは熱伝導率が低い金属であるため切断中の摩擦

によって材料中に蓄熱しやすく、容易に加工による塑性変形が発生してしまうとともに、

その熱で接着剤が液化し、ひずみゲージが剥がれてしまう。そのため、試験片の温度が 50℃

以上にならないように時間をかけてゆっくり切断し、試験片に冷却水をかけながら切断し

た。図 3.1(2)-9 のように試験片を 10mm 角に切断したあと、ひずみ測定器によりひずみ

を測定し、切断前のひずみ値からの変化量から残留応力を算出した。

3.1(2)-6 切断前の試験片 3.1(2)-7 切断手順 1

15

3.1(2)-8 切断手順 2 3.1(2)-9 切断手順 3

つぎに、先のレーザ溶接を模擬した熱弾塑性解析を行い、残留応力分布特性について検討

した。熱弾塑性解析のメッシュモデルを図 3.1(2)-10 に示す。本解析では解析時間短縮の

ため 1/2 対称モデルを用いた。また、レーザ溶接を再現するために溶接線のメッシュを細

かく分割した。材料特性として、SUS316L を想定した物性値を用いた。また、入熱条件

については、試験片の溶込み形状を実測値と一致させることにより決定した。

図 3.1(2)-10 メッシュモデル

LD レーザ溶接を用いて行った、それぞれの溶接条件における残留応力分布の比較につ

いて図 3.1(2)-11 に示す。この図より、応力弛緩法による実験結果と熱弾塑性解析による

解析結果が比較的よく一致していることがわかる。また、入熱量は、出力 0.7 kW、溶接速

度 1.67 mm/s、出力 1.4 kW、溶接速度 3.33 mm/s、出力 1.0 kW、溶接速度 1.67 mm/sの

16

順に大きくなり、熱影響部では入熱量が増加するに伴って、引張残留応力の発生範囲が増

加する傾向にあることがわかった。

-100

0

100

200

300

400

0 50 100 150

LD 0.7 kW(EXP)LD 1.0 kW(EXP)LD 1.4 kW(EXP)

LD 1.0 kW(FEM)LD 0.7 kW(FEM)

LD 1.4 kW(FEM)

Res

idua

l str

ess

in X

dir

ectio

n, σ

(M

Pa

)

Distance from centerline, l (mm)

図 3.1(2)-11 LD レーザ溶接における残留応力分布の比較

次に、ファイバーレーザ溶接と TIG 溶接における残留応力分布の検討結果について述べ

る。本研究では、それぞれの溶接法において同じ溶込み深さが得られる条件で残留応力分

布の比較を行った。図 3.1(2)-13 および図 3.1(2)-14 にそれぞれの条件における溶込みを示

す。いずれも溶込み深さは 2 mm である。これを見ると、ファイバーレーザ溶接は、入熱

密度が大きいためにキーホール型の溶込み形状となっており、TIG 溶接によって得られる

熱伝導型の溶込み形状とは異なることがわかる。図にファイバーレーザ溶接と TIG 溶接の

それぞれの条件における、溶込み形状の写真と数値解析による板厚断面の最高到達温度分

布を示す。

図 3.1(2)-13ファイバーレーザ溶接の

溶込み形状

図 3.1(2)-14 TIG 溶接の溶込み形状

残留応力の数値シミュレーション結果と実測結果はよく一致

17

図 3.1(2)-15ファイバーレーザ溶接の

溶込みの比較 図 3.1(2)-16 TIG溶接の溶込みの比較

ファイバーレーザ溶接と TIG 溶接における溶接線方向の残留応力分布の比較を図

3.1(2)-17 に示す。これを見ると、溶接部近傍ではいずれの溶接法においても高い引張応力

が発生することがわかるが、引張応力の発生範囲は溶接法により異なることがわかる。そ

れぞれの溶接法における引張応力の発生範囲を比較したものを図 3.1(2)-18 に示す。この

比較図からも TIG 溶接ではファイバーレーザ溶接よりも広い範囲に引張の残留応力が発

生することが分かる。

-200

-100

0

100

200

300

400

0 50 100 150

TIG(FEM)TIG(EXP)Fiber(FEM)Fiber(EXP)

Res

idua

l str

ess,

σ (

MP

a)

Distance from centerine, d (mm) 0

5

10

15

20

25

30

Fiber Laser TIGWid

th o

f te

nsile

res

idua

l str

ess,

y (

mm

)

図 3.1(2)-17 ファイバーレーザ溶接と TIG 溶

接における残留応力分布の比較

図 3.1(2)-18 ファイバーレーザ溶接と TIG

溶接における引張応力の発生範囲の比較

レーザ溶接による溶込み形状を精度よく予測可能

レーザ溶接により残留応力の低減を達成

18

次に、原子力配管などの実機を想定した検討として、円周溶接配管継手を対象としてフ

ァイバーレーザ溶接と TIG 溶接における残留応力分布の検討結果について述べる。用いた

材料は SUS316L である。本研究では、図 3.1(2)-19 に示すように、直径 600mm、軸方向

長さ 240mm、板厚 10mm の配管を突合せ溶接して継手を製作した。ファイバーレーザ溶

接の場合の開先形状に関しては、母材を突き合わせて溶接材料を用いない 1パス溶接とし

た。TIG 溶接の場合の開先形状に関しては、図のように開先幅 6mm の開先をとり、溶接

材料を用いて多層溶接とした。ファイバーレーザ溶接における溶接条件は、出力 5.5kW、

溶接速度 750mm/min であり、TIG 溶接における溶接条件は、平均溶接電流 147.5A、溶

接速度 90mm/min とした。

図 3.1(2)-19 配管試験片寸法および測定位置

19

図 3.1(2)-20 に示すようにファイバーレーザ溶接によって、図 3.1(2)-21 に示すように

TIG 溶接によってそれぞれ配管継手を製作した。ファイバーレーザ溶接における溶接ビー

ド外観を図 3.1(2)-22 に、TIG 溶接における溶接ビード外観を図 3.1(2)-23 に示す。これら

を比較すると、ファイバーレーザ溶接を用いることによって、より狭い溶接ビードが得ら

れていることから、熱影響が少なくなっていることが予想され、溶接残留応力の軽減が期

待されるといえる。

図 3.1(2)-20 ファイバーレーザ溶接による配

管の製作

図 3.1(2)-21 TIG 溶接による配管の製作

図 3.1(2)-22 ファイバーレーザ溶接ビード 図 3.1(2)-23 TIG 溶接ビード

20

図 3.1(2)-24 に示すように、X 線回折装置を用いて残留応力の計測を行った。配管表面

の残留応力分布の計測結果を図 3.1(2)-25 に示す。図から、TIG 溶接と比べて、ファイバ

ーレーザ溶接を用いることによって、溶接線（X）方向の引張残留応力が生じている範囲

が縮小されていること、熱影響部において生じる溶接線直角（Y）方向の引張残留応力の

最大値が軽減されていることが分かる。

図 3.1(2)-24 残留応力の計測実験の様子

図 3.1(2)-25 溶接残留応力の計測結果

つぎに、先の円周溶接配管継手を模擬した熱弾塑性解析を行い、残留応力分布特性につ

いて検討した。熱弾塑性解析のメッシュモデルを図 3.1(2)-26 および図 3.1(2)-27 に示す。

本解析では解析時間短縮のため、1/2 対称モデルを用いて軸対象解析によって数値計算を

行った。また、溶接部のメッシュを 1mm 間隔にして細かく分割した。材料特性として、

SUS316L を想定した物性値を用いた。また、それぞれの溶接法における入熱条件につい

ては、実験における溶接条件を参考に決定した。

溶接時の残留応力を高精度に計測可能

21

図 3.1(2)-26 ファイバーレーザ溶接の計算

モデルと開先形状

図 3.1(2)-27 TIG 溶接の計算モデルと開先形

状

熱弾塑性数値解析によって得られた溶接部の残留応力の分布を図 3.1(2)-28 に示す。図

3.1(2)-25 に示した実験計測結果と比較すると，残留応力の絶対値は必ずしも一致していな

いものの，分布の傾向としては良く一致している。この絶対値の違いは、鋼板製造過程や

配管成形過程において導入された塑性ひずみに起因する残留応力の影響を考えられる。こ

こで、図から溶接線方向の残留応力が引張となっている幅について、ファイバーレーザ溶

接と TIG 溶接で比較したものを図 3.1(2)-29 に、熱影響部における最大引張残留応力の値

を同様に比較したものを図 3.1(2)-30 に示す。これらの図から分かるように、TIG 溶接に

代わってファイバーレーザ溶接を用いることで、溶接線方向の残留応力が引張となってい

る幅や熱影響部における最大引張残留応力の値が軽減されることが分かる。

22

図 3.1(2)-28 溶接残留応力の数値解析結果

図 3.1(2)-29 引張残留応力が生じる幅の比較 図 3.1(2)-30 熱影響部残留応力の最大値の

比較

以上から、従来方法であるアーク溶接の代わりにレーザ溶接プロセスを用いることによる

残留応力低減プロセスの有用性を、平板を対象とした基礎研究ならびに配管を対象とした

実用研究によって示すことができた。

レーザ溶接により残留応力を大幅に低減可能

23

開発項目（3）レーザ溶接継手の健全性評価技術の開発については、レーザ溶接用に変

更した片持ち梁型拘束割れ試験用試験片の形状を決定するために、付加ひずみに及ぼす試

験片形状の影響について弾塑性解析を行った。図 3.1(3)-1、図 3.1(3)-2 に一定の引張応力

を負荷させた場合の試験片形状 A、B それぞれの相当塑性ひずみ分布を示す。中央の板厚

の薄い部分の幅を小さくすると中央におおきな塑性ひずみを付加させることがわかり、幅

を狭くした試験片形状 Bを採用した。

−3.311e−04+1.131e−04+5.574e−04+1.002e−03+1.446e−03+1.890e−03+2.334e−03+2.779e−03+3.223e−03+3.667e−03+4.111e−03+4.556e−03+5.000e−03+2.720e−01

塑性ひずみ

X

YZ

図 3.1(3)-1 試験片形状 Aにおける相当塑性ひずみ分布

−8.710e−05+3.368e−04+7.607e−04+1.185e−03+1.609e−03+2.033e−03+2.456e−03+2.880e−03+3.304e−03+3.728e−03+4.152e−03+4.576e−03+5.000e−03+2.128e−02

X

YZ

塑性ひずみ

図 3.1(3)-2 試験片形状 Bにおける相当塑性ひずみ分布

レーザ溶接速度を 1m/min で一定とし、付加ひずみを 0.05%から 0.13%まで変化させた

場合の溶接金属中に凝固過程で発生するひずみ挙動と、付加ひずみを 0.10%に固定し、レ

ーザ溶接速度を 1、4、6m/min と変化させた際のひずみ挙動について、それぞれ解析した

試験片形状の変更によりレーザ溶接部に所定のひずみを付与することが可能

24

結果を図 3.1(3)-3(a)および(b)に示す。(a)に示すように、付加ひずみ量の増加とともに凝固

過程で溶接金属中に発生するひずみは著しく増加し、付加ひずみ量が 0.13%に至っては非

常に急峻にひずみが増大することがわかる。一方、付加ひずみを 0.1%で一定とし、レーザ

溶接速度を変化させた場合については、速度の増加にともないひずみの増加度も大きくな

る傾向が認められる。とくに 6m/minの速度では急峻なひずみの増加挙動が見られる。

(a)溶接速度：1m/min，付加ひずみ量を変化 (b)付加ひずみ：0.1%，溶接速度を変化

図 3.1(3)-3 片持ち梁型拘束割れ試験時にレーザ溶接金属中に発生するひずみの挙動

（熱弾塑性解析結果）

次に、レーザ溶接継手の健全性評価技術の開発に当たって、人材育成上の学問基盤とな

る溶接冶金学に基づく理論解析（凝固理論および凝固偏析理論）を用いてレーザ溶接過程

での溶接金属中の BTR の推定を試みるとともに、その結果と、先に述べた溶接力学の学

問基盤に基づく技術開発成果である同溶接部に発生するひずみ挙動の数値解析結果を比較

することにより、溶接金属中に凝固割れが発生するか否かを予測する技術を開発し、レー

ザ溶接時における凝固割れの発生を抑制し得る鋼種とレーザ溶接条件の選定に応用するこ

とを試みた。

理論解析を基にレーザ溶接金属中における BTR を推定した結果の例を図 3.1(3)-4 に示

す。いずれの鋼種においても、レーザ溶接速度が 20mm/s、40mm/s、60mm/s と増加する

とともに、BTR の最大幅は減少する傾向を示すことがわかる。さらに、前述のレーザ溶接

金属中における BTR の推定結果のうち、40mm/sのレーザ溶接速度の場合のものと、同速

溶接速度の増加によりひずみの増加度も増大する傾向を確認

25

度で片持ち梁型拘束割れ試験を実施した際の溶接金属中に発生するひずみ挙動の熱弾塑性

解析結果を重ね合わせた結果を図 3.1(3)-5 に示す。また、BTRの臨界曲線とひずみ曲線が

交差した場合、凝固割れが発生すると考えられることから、この基準に基づき前述の結果

を基に割れ発生の可否をプロットした結果と、実際の片持ち梁型拘束割れ試験結果を併せ

て図 3.1(3)-6に示す。

解析の結果に基づく割れ発生の可否の判定では、Creq/Nieq がおよそ 1.35 相当の鋼種お

よび 1.40相当のものにおいて、含有する P+S量が約 150ppmと 200ppmの場合において、

凝固割れが発生すると考えられた。これに対して、実際の割れ試験では、Creq/Nieqが 1.45

相当の鋼種でも P+S量が 200ppm 相当であれば、割れが発生しており、Creq/Nieqが 1.40

相当で P+S 量が 150ppm のものは割れが発生していなかった。このように、解析結果か

らの割れ発生に関する推定結果と実際の実験結果の間には若干のずれが生じているものの、

本研究にて提案している割れ発生の推定結果と実験結果は比較的良好な対応関係を示して

いると考えられる。

以上の結果より、本研究にて提案している冶金学的解析手法によるレーザ溶接時の溶接

金属の BTR の推定結果と熱弾塑性力学解析に基づく凝固過程で発生する溶接金属中での

ひずみ挙動の解析結果を重ね合わせることによるレーザ溶接金属中における凝固割れ発生

の予測手法を用いることによって、凝固割れを抑制できる鋼種とレーザ溶接条件の選定が

可能になる。すなわち、開発項目(3)においては、溶接冶金学分野ならびに溶接力学分野に

おけるπ型人材育成に重要となる学問基盤に則る技術開発を進めることにより、レーザ溶

接時の熱応力・ひずみ履歴について、熱弾塑性解析を用いてその予測手法を開発すること

ができた。さらに、来年度（最終年度）の目標である、継手特性評価による高温割れ発生

予測法の確立に向けた基礎的評価についても検討を進めることができた。

26

(a-1)20mm/s (a-2)40mm/s (a-3)60mm/s

(a)HM-1

(b-1)20mm/s (b-2)40mm/s (b-3)60mm/s

(a)HM-2

(c-1)20mm/s (c-2)40mm/s (c-3)60mm/s

(a)HM-3

図 3.1(3)-4 レーザ溶接時の溶接金属の BTRの推定結果

実験的に求めた BTR から凝固理論を用いてレーザ溶接時の BTR を推定可能

27

HM-1 HM-2 HM-3

HM-6HM-5HM-4

HM-7 HM-8 HM-9

0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.7 0.8

Distance from fusion line (mm)

Temperature (K)

Aug

men

ted

stra

in(%

)

0

0.2

0.4

0.6

0.8

1

1713 15601680 15301650 15901620 1510

1m/min

6m/min4m/min

0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.7 0.8

Distance from fusion line (mm)

Temperature (K)A

ugm

ente

d st

rain

(%)

0

0.2

0.4

0.6

0.8

1

1713 15601680 15301650 15901620 1510

No Crack

1m/min

6m/min4m/min

0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.7 0.8

Distance from fusion line (mm)

Temperature (K)

Aug

men

ted

stra

in(%

)

0

0.2

0.4

0.6

0.8

1

No Crack

1713 15601680 15301650 15901620 1510

1m/min

6m/min4m/min

0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.7 0.8

Distance from fusion line (mm)

Temperature (K)

Aug

men

ted

stra

in(%

)

0

0.2

0.4

0.6

0.8

1

No Crack

1713 15601680 15301650 15901620 1510

1m/min

6m/min4m/min

0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.7 0.8

Distance from fusion line (mm)

Temperature (K)A

ugm

ente

d st

rain

(%)

0

0.2

0.4

0.6

0.8

1

No Crack

1713 15601680 15301650 15901620 1510

1m/min

6m/min4m/min

0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.7 0.8

Distance from fusion line (mm)

Temperature (K)

Aug

men

ted

stra

in(%

)

0

0.2

0.4

0.6

0.8

1

No Crack

1713 15601680 15301650 15901620 1510

1m/min

6m/min4m/min

0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.7 0.8

Distance from fusion line (mm)

Temperature (K)

Aug

men

ted

stra

in(%

)

0

0.2

0.4

0.6

0.8

1

No Crack

1713 15601680 15301650 15901620 1510

1m/min

6m/min4m/min

0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.7 0.8

Distance from fusion line (mm)

Temperature (K)

Aug

men

ted

stra

in(%

)

0

0.2

0.4

0.6

0.8

1

No Crack

1713 15601680 15301650 15901620 1510

1m/min

6m/min4m/min

0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.7 0.8

Distance from fusion line (mm)

Temperature (K)

Aug

men

ted

stra

in(%

)

0

0.2

0.4

0.6

0.8

1

No Crack

1713 15601680 15301650 15901620 1510

1m/min

6m/min4m/min

Load strain: 0.1%Laser traveling

velocity : 1m/min： 4m/min： 6m/min

図 3.1(3)-5 レーザ溶接時の溶接金属の BTRの推定結果と片持ち梁型拘束割れ

試験時の溶接金属中に発生するひずみ挙動の解析結果を重ね合わせた結果

（レーザ溶接速度：40mm/s）

BTR とひずみ曲線が交差するか否かで、割れ発生の可否が判定可能

28

図 3.1(3)-6 片持ち梁型拘束割れ試験時の割れ発生の予測結果と実験結果の比較

3.2 得られた成果の一覧

本研究では、レーザ溶接部の割れ感受性評価手法の開発、熱弾塑性解析によるレーザ溶

接部の熱応力履歴・残留応力分布特性の把握と低減化およびレーザ溶接継手の健全性評価

技術の開発を平成１９年度より３年間にわたって実施してきた。今年度までに各開発項目

について検討した結果、以下の成果を得た。

3.2.1 開発項目（1）レーザ溶接部の割れ感受性評価手法の開発について

昨年度にレーザ溶接金属における割れ感受性を定量的に評価する方法として、従来の高

温割れ感受性評価手法の一つである片持ち梁型拘束割れ試験をレーザ溶接用に改良し、そ

の適用が可能であることを示した。本年度は、試験片の形状について、レーザを照射する

領域近傍のみ他の部分よりも板厚を薄くし、同部位に集中的に所定のひずみを付加できる

ように改良した。その結果、溶接部への付加ひずみがより高度に制御できるようになり、

これまでよりも詳細に高温割れ感受性を評価できるようになった。すなわち、溶接冶金学

分野における人材育成に重要となる学問基盤に則る技術開発を進めることにより、当初の

目標通り、レーザ溶接部の高温割れ感受性を定量的に評価することが可能となった。

3.2.2 開発項目（2）熱弾塑性解析によるレーザ溶接部の熱応力履歴・残留応力分布特性

の把握と低減化について

昨年度までにレーザ溶接時の凝固過程で発生するひずみ履歴の解析手法を確立した。本

年度は残留応力分布におけるレーザ溶接の照射条件が及ぼす影響について、実験と熱弾塑

レーザ溶接部における高温割れ（凝固割れ）発生の可否を推定

29

性解析の両面から定量的な検討を試みた。その結果、溶接力学分野における人材育成に重

要となる学問基盤に則る技術開発を進めることにより、レーザ溶接の照射条件と残留応力

分布の関係を明確化することができた。また、レーザ溶接により従来のアーク溶接と比べ

て大幅に残留応力が低減できることが明らかとなった。

3.2.3 開発項目（3）レーザ溶接継手の健全性評価技術の開発について

レーザ溶接時の溶接金属の BTR の推定結果と熱弾塑性解析による片持ち梁型拘束割れ

試験時の溶接金属中に発生するひずみ挙動の解析結果を重ね合わせることによって、レー

ザ溶接金属中における凝固割れ発生挙動を予測した結果、実験結果と比較的良好な対応関

係を示したことから、同手法を用いることによって、凝固割れを抑制し得る鋼種とレーザ

溶接条件の選定が可能であることが明らかとなった。すなわち、溶接冶金学分野ならびに

溶接力学分野におけるπ型人材育成に重要となる学問基盤に則る技術開発を進めることに

より、レーザ溶接時の熱応力・ひずみ履歴について、熱弾塑性解析を用いてその予測手法

を開発することができた。さらに、来年度（最終年度）の目標である、継手特性評価によ

る高温割れ発生予測法の確立に向けた基礎的評価についても検討を進めることができた。

30

3.3 人材育成面における成果について

本事業の３年間において、本基盤技術分野強化プログラムの中で「溶接工学」分野にお

ける学問的基盤に立脚した研究開発を進めることにより、きわめて順調に人材育成を進め

ることができ。すなわち、溶接冶金学分野ならびに溶接力学分野における学問的基盤に則

る技術開発を進めることにより、着実にπ型人材育成を進めることができたといえる。

若手研究者ならびに学生の研究テーマ選定に関しては、本事業の重要性を鑑み、できる

限り多くの研究者および学生が関与できるように研究テーマを配慮した。すなわち、２名

の若手研究者（博士号取得済み）の参画に加え、表 3.3.1 に示す通り、本プログラム開始

以降、現時点では 3名の学士を輩出しており、いずれの学生も大学院に進学した。うち２

名は本事業終了時点で修士号を取得見込みであり、かつ両名とも原子力事業と関連の深い

重工業メーカーへの就職が内定している。

表 3.3.1 取得済ならびに取得予定の学位

取得年月日（西暦） 種別 取得先 タイトル 備考

2008 年 3 月 24 日 学士号 大阪大学 工学部 オーステナイト系ステンレス鋼

レーザ溶接部における凝固割れ

に関する研究

大学院博士前期課程に進学

2008 年 3 月 24 日 学士号 大阪大学 工学部 低炭素オーステナイト系ステン

レス鋼レーザ溶接部における凝

固割れ感受性に及ぼすひずみ挙

動に関する解析的検討

大学院博士前期課程に進学

2009 年 3 月 24 日 学士号 大阪大学 工学部 原子力プラント用低炭素ステン

レス鋼のレーザプロセシングに

関する研究

大学院博士前期課程に進学

2010 年 3 月 23 日 修士号 大阪大学 大学院

工学研究科

溶接変形および残留応力に関す

る材料・熱パラメータ的検討

重工メーカーへの就職内定済み

2010 年 3 月 23 日 修士号 大阪大学 大学院

工学研究科

原子力プラント用低炭素ステン

レス鋼レーザ溶接部における高

温割れ

重工メーカー

への就職内定

済み

また、表 3.3.2 に示す通り、事業開始から現在に至るまでの間で、本年度までの成果を

元に、大学院生を含む若手研究者により下記に示す論文がすでに投稿されている。さらに、

人材育成の観点から、学会や講演会等での口頭発表についても溶接に関連した国内外の有

力団体にて積極的に発表することを奨励し、機会を作るよう努めた。

31

表 3.3.2 学会発表および論文投稿

発表年月日（西暦） 投稿先 タイトル 備考

2008年 11月 19日 8th International

Symposium of the

Japan Welding

Society

Analytical examination concerning

strain behavior effecting

solidification cracking

susceptibility in low carbon

austenitic stainless steel laser

weld

2008年 11月 19日 8th International

Symposium of the

Japan Welding

Society

Theoretical Approach for

Estimation of Solidification

Cracking Behavior in Laser Beam

Welds of Type 316L Stainless

Steels

2009 年 6 月 23 日 The International

Society of Offshore

and Polar

Engineers (ISOPE)

Osaka

Numerical Study on Strain

Behavior during Solidification

Cracking in Low Carbon Austenitic

Stainless Steel Laser Weld

2009年 9月 9日～

11 日

溶接学会平成 21 年

度秋季大会

アーク溶接部およびレーザ溶接部に

おける溶接変形および残留応力に及

ぼす熱源特性の影響に関する考察

2009年 9月 9日～

11 日

溶接学会平成 21 年

度秋季大会

SUS316L 鋼レーザ溶接部における

凝固割れ感受性に及ぼす Pと Sの含

有量および凝固モードの影響

2009 年 9 月 22 日 The 12th

International

Conference on

Pressure Vessel

Technology

(ICPVT-12)

Thermal stress and strain behavior

during laser processing in low

carbon austenitic stainless steel

for joint performance

2009 年 11 月 22

日

溶接構造シンポジ

ウム 2009

溶接変形・残留応力に及ぼす溶込み

の影響に関する検討

32

4. まとめ

4.1 得られた事業成果に対する自己評価

本研究は平成２１年度までの３年間で、（１）レーザ溶接部の割れ感受性評価手法の開

発、（２）熱弾塑性解析によるレーザ溶接部の熱応力履歴・残留応力分布特性の把握と低減

化、および（３）レーザ溶接継手の健全性評価技術の開発を計画し、その実施を通じて原

子力発電技術を支える基盤の一つである溶接技術に関連した若手技術者・研究者の育成を

試みるものである。研究期間の終了にあたり、本研究を通じて得られた成果を以下に要約

する。

[1] 昨年度に開発したレーザ溶接用片持ち梁型拘束割れ試験について、試験片形状および

試験条件を見直すことによってさらなる改良を加え、より詳細な高温割れ感受性評価が

可能となった。

[2] 溶接時の熱源をレーザにすることによる溶接部の残留応力低減効果について、実験と

解析の両面から検討した結果、レーザ溶接の照射条件と残留応力分布の関係を明確化す

ることができた。

[3] 高温割れ評価試験の改良にともない、レーザ溶接時の溶接金属中にて発生するひずみ

挙動の熱弾塑性解析手法についてもモデルの見直しを図り、より実験結果との対応が良

好な解析が可能となった。

[4] 一連の研究活動を通じて溶接工学に関する基本的な研究手法を若手研究者および

学生に修得させることができた。また、研究で得られた成果を溶接に関連した国内

外の有力団体にて積極的に発表することができた。

33

4.2 今後の計画

本プロジェクトの最終年度を終えるにあたり、これまでの研究・開発成果を受けて、主

に開発項目（2）「熱弾塑性解析によるレーザ溶接部の熱応力履歴・残留応力分布特性の把

握と低減化」に関する実験と解析の両面からの検証と開発項目（3）「レーザ溶接継手の健

全性評価技術の開発」を実施した。すなわち、平成 19 年度および平成 20 年度における、

開発項目（1）「レーザ溶接部の割れ感受性評価手法の開発」、および、開発項目（2）「熱

弾塑性解析によるレーザ溶接部の熱応力履歴・残留応力分布特性の把握と低減化」の成果

を発展的に統合する形で、開発項目（3）「レーザ溶接継手の健全性評価技術の開発」を目

標に検討を進めた。

これまでの 2年間は、レーザ溶接の中でも熱伝導型と呼ばれる溶け込み形状の溶接部を

対象として高温割れ感受性の中でも主に凝固割れを対象に実験と解析の両面からメカニズ

ムの解明と同割れ発生の予測手法の確立、さらには残留応力予測の定量化を目指して検討

を行い、先に述べた成果を得た。そこで、最終年度はそれらをさらに発展させ、キーホー

ル型と呼ばれるレーザや電子ビームなどの高エネルギー密度熱源を用いた溶接において特

徴的に認められる深い溶込み形状の溶接継手を対象として、これまでに開発してきた割れ

発生予測および残留応力予測に関する解析手法が適用できることを確認するとともに、同

手法を用いて割れを抑制し得る、かつ，残留応力を低減し得る溶接条件の提案が可能であ

ることを検証することを目的に以下の検討を実施した。

（1）キーホール型溶込み形状を有するレーザ溶接部における高温割れ感受性の評価

（2）キーホール型溶込み形状での凝固脆性温度域の推定

（3）同溶込み形状を有する溶接金属中におけるひずみ挙動の熱弾塑性解析

（4）同溶接部における割れ発生予測とその結果の実験的検証

（5）キーホール型溶込み形状を有するレーザ溶接部における残留応力の評価

4.2.1 本事業で開発した技術の実用化に向けた課題と展望

本研究で検討し開発した前述の３つの技術は、主として原子炉の製造や既存設備の補修

技術を開発するための基礎的な試験や解析方法の提案に相当する。したがって、実用とい

う観点で考えた場合、各種研究・開発部門において、設計・製造に際し、構造材料および

その溶接部における特性の調査手法への適用が主たる対象となると考える。

以上のことを鑑み、本事業の終了後、本研究で実施した各開発項目について、それら

の実用化に向けた展開を以下に述べる。

（1）レーザ溶接部の割れ感受性評価手法の開発

レーザ溶接部における高温割れ感受性を評価する方法として、改良型の片持ち梁型拘束

34

割れ試験が適用可能であることは証明できたと言えるが、あくまでも試験方法としての有

用性を示すに留まっている。今後、他の研究への適用拡大を考える場合、試験の適用範囲

の明確化や試験条件の選定方法の確立などについてさらに詳細に検討する必要がある。

（2）熱弾塑性解析によるレーザ溶接部の熱応力履歴・残留応力分布特性の把握と低減化

レーザ溶接時の凝固過程で発生するひずみ履歴の解析手法を確立するとともに、レーザ

溶接により従来のアーク溶接と比べて大幅に残留応力が低減できることを明らかにするこ

とができた。これらのことから、凝固過程で溶接金属中に生じるひずみ履歴の解析につい

ては、凝固割れ発生予測手法の確立に向けて、BTRの推定精度の向上とともにさらなる解

析精度の高精度化が実用化への重要な鍵となると考えられる。また、残留応力解析につい

ては、より広範囲のレーザ溶接条件下にて実証データを取得することにより、実用化への

展開が図れるものと期待される。

（3）レーザ溶接継手の健全性評価技術の開発

レーザ溶接時の BTR を実験と理論解析の両面から推定し、それと同部位におけるひずみ

挙動の熱弾塑性解析結果とを比較して高温割れ（とくに凝固割れ）の発生の可否を推定す

る方法は、従来の概念的に知られていた割れ発生機構を実際に評価手法として具現化した

という意味では非常に意義があると考える。ただし、実用化あるいは評価手法としての確

立という観点では、レーザ溶接部の BTR の実測方法を確立することやそれを用いた推定結

果の妥当性の検証が必要となるとともに、レーザ溶接時の凝固過程におけるひずみ挙動の

直接観察と実測による熱弾塑性解析結果の検証も重要であると考える。これらについては、

未だ確立された技術が無く、今後の検討課題といえる。

4.2.2 技術開発を通じた人材育成に関する検討

本プロジェクトでは、種々のレーザ溶接に関連した技術開発を通じて原子力産業の発展

に寄与する若手研究者・技術者を育てることを大きな目標として掲げている。一連の研究

活動を通じて、これまでにも学生を含む若手研究者が溶接に関する基礎的な実験や解析手

法を習得することができつつあることは、将来の溶接技術の発展ひいては原子力発電技術

の発展に対して非常に有益であったと考えられる。さらに、得られた成果を学会などで発

表することは人材育成の観点からも重要であることは論を待たない。そこで、これまでに

本助成活動において得られた成果を元に、次年度以降も 3.3 節に示すような溶接あるいは

原子力に関連した学会・委員会において口頭発表、論文投稿を実施していく予定である。