（社）日本原子力学会

核燃料部会報核 燃 料2021 年 5 月発行№56（通巻）目

次

Ⅰ． 巻頭言新部会長に就任して ··································· 加藤正人(JAEA) 1
Ⅱ． 企画セッション
日本原子力学会 2021 年春の年会 企画セッション報告 ······ 黒﨑健(京大) 2
Ⅲ． 特別寄稿2020 年度核燃料部会賞（学会講演賞）を受賞して ···· 服部亮平(中部電力) 4
2020 年度核燃料部会賞（学会講演賞）を受賞して ········ 田崎雄大(JAEA) 5
燃料プラットフォームについて ······················· 尾形孝成(電中研) 6
Ⅳ． 国際会議紹介
国際原子力機関「燃料の性能と技術に関するワーキンググループ」（TWGFPT）
2020 年会合出席報告 ······························· 尾形孝成(電中研) 8
Ⅴ． 核燃料関係国際会議予定一覧 ················ April, 2021－March, 2022 13
Ⅵ． 国際交流ニュース
Studying aboard in Japan, a Wonderful Life. ·· Ma ZhuoRan(長岡技科大) 14
Ⅶ． 夏期セミナー紹介
2021 年 第 5 回 核燃料・材料・水化学 夏期セミナー開催案内·········· 16
Ⅷ． 部会 HP 案内 ························································· 20
Ⅸ． 会員名簿 ···························································· 24
Ⅹ． 編集後記 ···························································· 27

Ⅰ．巻頭言新部会長に就任して部会長となりました日本原子力研究開発機構の加藤です。原子力学会のなかでも注目度の高い部会ですので、力不足と感じております。皆様のご協力を得ながら核燃料部会の活動を進めていきたいと思いますので、何卒、ご協力よろしくお願いします。
新型コロナウィルスの感染拡大・深刻化が続く中で、核燃料部会では、学会誌の紙面や、原子力学会の企画セッションを通して、活動を進めてきておりますが、学会や国際会議など web 開催となり、皆さんと直接お会いしての情報交換等ができず、非常に残念に思っています。しばらくは困難な状況が続きそうですが、一日も早く収束し、以前と同じように
原子力学会が開催できるよう願っています。
福島第一発電所の事故から 10 年が経ち、損傷した炉心の事故処理及び廃炉に向けた技術
開発、事故進展挙動、放射性物質の環境放出などの様々な研究開発が行われて来ました。
一方、将来の原子力利用のために、事故耐性燃料の開発が行われ、最近は、新型炉の開発として小型モジュラー炉（SMR）とその燃料についても盛んに議論されるようになってきました。このような原子力に関する研究開発を持続的に進めるためには、日本原子力学会の活動が大変重要だと考えています。核燃料部会としては、核燃料に関する研究開発を持続的に進めるためにもコロナ禍の中で何かと厳しい状況にある学生さん、若手技術者、研究者の研究活動を支援できるような活動としていければと思っています。ご協力、よろしく
お願いします。
以上

核燃料部会長加藤正人（日本原子力研究開発機構）

1Ⅱ．企画セッション
日本原子力学会 2021 年春の年会

企画セッション報告
京都大学

黒﨑

健

最近、原子力分野でイノベーションという言葉がよく聞かれるようになった。この動き
は米国で先行していたようであるが、近年日本でも活発になってきている。経済産業省がすすめる NEXIP（Nuclear Energy X Innovation Promotion）イニシアチブなどは、その際たるものといえる。NEXIP では、国内の民間企業などによる革新的な原子力技術開発の支援がすすめられている。そこでは、小型モジュール炉（SMR）に代表される様々な炉型が提案されている。原子力分野の持続と発展のためには、未来が見える、若い人にとって魅力がある、異分野の最新知見を取り入れる、といったような研究開発が必要であり、その意
味で筆者は NEXIP に大きな期待を寄せている。なお、NEXIP には文部科学省も関係しており、大学・研究機関等の取組を推進することを目的として、おもに、原子力システム研究開発事業の枠組みにおいて、原子力イノベーションにつながるような基礎・基盤研究開発を支援している。
原子力イノベーションを推進するこの傾向は、我々が担っている核燃料の研究開発にとって大きな追い風になる。なぜなら、新しい原子炉を開発するとき、新しい原子炉に適した新しい核燃料への期待やニーズは大きいからである。軽水炉で十分な実績がある二酸化ウランや高速炉燃料として開発されてきた MOX 燃料をそのまま利用することができれば安心感は高いが、システム全体としてみたときに必ずしも最適解に達していない可能性がある。今後開発されようとしている新しい原子炉に対して、最適な燃料形態はきっと存在するであろうし、それを発見・開発するための研究は推進すべきであろう。
このような状況のもと、2021 年、日本原子力学会誌上で、核燃料部会の企画として、「多様な原子燃料の概念と基礎設計」という六回の連載講座が発表されている。今回、この連
載講座と連動する形で、日本原子力学会 2021 年春の年会において、核燃料部会の企画セッションが開催された。そこでは、軽水炉燃料、MOX 燃料、金属燃料、窒化物燃料、ガス炉燃料、溶融塩燃料を対象として、それぞれの燃料形態について、特性と研究開発の動向が示された。特に、新しい核燃料開発に際して必須となる照射・照射後試験に焦点を当てて議論がなされた。
そこでなされた発表を簡単にまとめると、以下のようになる。
軽水炉燃料に関しては、今後導入が期待される事故耐性燃料に代表される先進的な燃料について、照射試験のニーズは高い。ただし、研究開発の対象は被覆管に関するものが主である。すなわち、燃料は二酸化ウランペレットから大きな変化はないが、被覆管に関しては、改良型ジルコニウム合金、鉄基材料、シリコンカーバイドといった新しい材料の研究開発が積極的に進められている。高速炉用 MOX 燃料に関しては、もんじゅ燃料の開発において豊富な経験と知見が積み重ねられている。最近は、高レベル放射性廃棄物の減容化・有害度低減に資するための燃料として、マイナーアクチニド含有 MOX 燃料の研究開発が進められている。このような新しい燃料に対する照射試験の実績はあるが、限定的なもので2

あり、さらなる拡充を必要としている。そのためには、高速炉環境で照射試験が実施できる「常陽」の運転再開にかかる期待が大きい。金属燃料に関しては、高速炉用の燃料として研究開発がなされている。金属であることゆえに、熱伝導率が高いとか重金属密度が高いといった燃料として優れた特性を多く有する。再処理は、酸化物で進められている湿式ではなく、金属燃料に特化した乾式のものとなる。照射・照射後試験に関しては、米国においてたくさんの実績がある。今後、国内において照射・照射後試験を実施すべく、「常陽」を用いた照射試験を計画しており、準備が進められている。窒化物燃料に関しては、
高レベル放射性廃棄物の減容化・有害度低減を志向した加速器駆動核変換システム（ADS）
用燃料として期待できる。ただし、ADS 用窒化物燃料の照射・照射後試験の実績は世界的に見ても数例しかなく、今後、実績を積み重ねていく必要がある。ガス炉燃料に関しては、国内では高温工学試験研究炉（HTTR）用の燃料としての開発実績がある。ガス炉では粒子状燃料を各種セラミックスで何層もコーティングした粒子被覆燃料が用いられる。このような特別な燃料体に際しての照射試験は、材料試験炉（JMTR）や HTTR において実施されてきた。溶融塩燃料は、溶融塩炉に特化した燃料であり、ウランやプルトニウムのフッ化物
または塩化物を、フッ化物系または塩化物系の溶融塩に溶かしこんだような形態となる。
他の燃料形態と異なり、燃料に関して照射挙動を評価するような試験は殆どなされていな
い。
以上、本稿では、原子力・核燃料業界の最近の動向として原子力イノベーションについて簡単に触れた後、核燃料部会が主催する二つの企画、日本原子力学会誌上の連載講座と日本原子力学会 2021 年春の年会の企画セッションの概要を紹介した。企画セッションでは、当初計画では、各発表者からの概要説明のあと、多くの時間を取って一つのテーマ（例
えば照射・照射後試験）について会場参加者も交えて議論する場を設けることになっていた。しかしながら、時間の都合で、総合討論はほとんどできなかった。若干消化不良気味に終わってしまったので、別の機会があれば、講演よりも討論を主眼においた本企画の継続版を開催してもよいのではないかと考えている。（追記：本稿執筆中に、日本原子力学会 2021 年秋の大会において、本企画の継続版が企画されているとの話が届いた。前回の反省をもとに、次回は、講演は最小限にして討論に十分な時間を割り当てるとのことである。）

3

Ⅲ．特別寄稿2020 年度核燃料部会賞（学会講演賞）を受賞して
東京都市大学大学院

総合理工学研究科 共同原子力専攻(現、中部電力(株)勤務)
服部 亮平

この度は、2020 年日本原子力学会秋の大会における発表「高レベル放射性廃棄物作製時における不溶解残渣（白金族合金）の蒸発挙動に関する研究」に対して、核燃料部会賞（学会講演賞）として顕彰いただき、誠にありがとうございます。
本研究では、東京都市大学 佐藤勇教授 松浦治明准教授、をはじめとする多くの方々にご指導を賜りましたことを心から感謝いたします。また、オンライン開催の中、部会の運営および選考に携わってくださいました核燃料部会の皆様に深く御礼を申し上げます。
本研究は、経済産業省資源エネルギー庁「令和元年度放射性廃棄物の減容化に向けたガラ
ス固化技術の基盤研究事業」の成果の一部として実施致しました。
本研究は、将来再処理に供されていく高燃焼度化燃料及び MOX 燃料の再処理時に発生す
る不溶解残渣廃液及び高レベル放射廃液中に含まれる白金族合金（Mo、Ru、Rh、Pd、Tc、等で構成）を対象としており、具体的にはこれらの白金族合金元素のガラス固化体作製時における酸化蒸発挙動解明を目的としています。今回の検討では、アーク溶解法にて Tc を除いた４元素合金を作製し、組成割合と結晶構造の相関関係や実残渣との結晶構造等を比較しました。また、これらの合金試料に対する熱重量測定を実施し、走査電子顕微鏡観察（SEM）、元素分布分析（EDS）及び X 線回折分析から合金表層の酸化蒸発挙動を評価しました。その結果、比較的低温（750℃）から Mo 酸化物の選択的な析出及び蒸発挙動が観察され、残量する合金試料には Pd リッチ相の析出を見出しました。Mo 酸化物の蒸発やその他の元素の酸化によって合金組成が大幅に変化し、Pd リッチ相が析出した可能性が示唆されます。このことより、条件によってはガラス固化メルター内で白金族合金の組成が大きく変化する可能性があり、これに伴い、この合金の物性等が大きく変化すると予測されます。
最後に私事で恐縮ですが、今年の 4 月より中部
電力株式会社に入社し、勤務しております。現在、中部電力・浜岡原子力発電所は停止中ですが、今まで学んできた知識や研究を通して学んだことを生かして、1 日も早い再稼働に助力できるよう
図 TG-DTA後の合金中のPd析出(EDS像)
な人間になりたいと考えています。

42020 年度核燃料部会賞（学会講演賞）を受賞して国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
安全研究センター
田崎 雄大

この度は「MOX 燃料ペレットの微細組織の非均質性を考慮した核分裂生成ガス放出モデ
ルの検討」に関する研究成果につきまして核燃料部会賞（学会講演賞）を賜り、大変光栄に存じます。本研究は国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（原子力機構）安全研究センター燃料安全研究グループの安全研究の一環として取り組んだものです。ご指導を賜りました原子力機構関係者の皆様に御礼申し上げます。
今般受賞対象となった研究は、混合酸化物（MOX）燃料ペレット内の非均質な燃料微細組
織を陽に取り扱う核分裂生成物（FP）ガス放出モデルの開発に関するものです。MOX 燃料ペ
レットは UO2 粉末と PuO2 粉末を混合して製造されるため、ペレットの微細組織は主に Pu 含
有率について大なり小なり非均質になります。原子力機構が開発している燃料挙動解析コ
ード FEMAXI-8 の従来の FP ガス放出モデルでは、ある位置の燃料ペレットを 1 種類の結晶
粒とその粒界で代表させているため、そのままでは Pu 含有率等が一様でない MOX 燃料ペレ
ットの微細組織を均質と仮定しなければならず、非均質性が及ぼす粒内 FP ガスの拡散と粒界への移行、また粒界 FP ガスの自由空間への移行の効果を弁別することができませんでした。そこで、MOX 燃料ペレットの微細組織のうち、塊状の高 Pu 富化度領域（いわゆる Pu ス
ポット）とそれ以外の中間的な Pu 富化度を有する領域について、独立に結晶粒と粒界を模擬することで、それぞれの FP ガス移行挙動を陽に評価可能なモデルを開発しました。
このモデルを備えた FEMAXI-8 コードを用いて、ノルウェーのハルデン炉で行われた MOX
燃料の照射試験（IFA-626）を解析しました。同照射試験では、燃料微細組織の非均質性に違いのある 2 種の MOX 燃料の内、非均質性が大きい方の MOX 燃料で FP ガス放出率が大きいという実験結果が得られていましたが、今回のモデルはこのような傾向を再現しており、
MOX 燃料の FP ガス放出挙動予測に対する有効性を確認することができました。このモデルを使うと、燃料の照射試験後に測定されたガス保持量などの情報の内、Pu スポット部について選択的に測定された局所的な情報を解析結果と直接比較、分析することも可能であり、今後他の様々な照射試験データの解析とモデル改良を経ることで、MOX 燃料からの FP ガス
放出メカニズムの解明に役立つことが期待されます。
この度の受賞は諸先生・先輩方からの叱咤激励と受け止めております。今後も燃料ふる
まいに関する研究に一層精進し、同分野の学術的発展に微力ながら貢献したく存じます。
今後ともご指導ご鞭撻を賜りますよう、お願い申し上げます。最後になりますが、本部会賞の選考に関わってこられました核燃料部会の皆様に深く御礼申し上げます。

5

燃料プラットフォームについて
電力中央研究所尾形孝成

1．はじめに
原子力委員会は、「原子力利用の基本的考え方」（平成 29 年 7 月 20 日原子力委員会）
および「原子力利用の基本的考え方」のフォローアップ～原子力関係組織の連携・協働の立上げ～（第 14 回原子力委員会資料第 2-1 号、平成 30 年 4 月 11 日原子力委員会）のなかで、原子力関係事業者と研究開発機関の連携・協働の推進を提言した。これを受けて、軽水炉の長期利用の取り組みにおける燃料の研究開発の分野において、原子力関係事業者と研究開発機関の連携・協働を行う場を構築し、科学的知見や知識の収集・体系化・共有による厚い知識基盤の構築を進めることを目的として、2018 年 10 月に「燃料プラットフォーム」を(一財)電力中央研究所（以下、電中研）に設置した。現在、フェーズ 1（2018～2019年度）の活動に引き続いて、フェーズ 2（2020～2022 年度）の活動を進めている。なお、フェーズ 1 の活動の成果報告書は、第 31 回原子力委員会定例会議の参考資料として公開されている。
2．燃料プラットフォームの構成と概要
燃料プラットフォームの委員 12 名（委員長：報告者）は、電力会社や燃料製造事業者等の原子力関係事業者および日本原子力研究開発機構や電中研等の研究開発機関から選任され、調査、整理、検討を分担して実施している。原子力関係事業者および研究開発機関に加えて、内閣府原子力政策担当室、経済産業省資源エネルギー庁、電気事業連合会他の関係者がオブザーバとして参加し、関連情報や検討結果を共有している。燃料プラットフォームにおける当面の活動は、軽水炉燃料の設計と製造、燃料と被覆管の照射挙動、過渡時/
事故時の燃料挙動、輸送･貯蔵、モデリング･アンド･シミュレーションを含む軽水炉燃料の研究開発の分野（熱水力、原子炉物理、高速炉燃料等との関連にも留意）において、原子力関係事業者のニーズ、国内外で利用可能な研究開発設備、世界の研究開発動向などを調査･整理し、これらの結果を踏まえて、研究開発課題の摘出と整理、各課題の解決方策の検討、各課題解決に必要な基盤技術と研究開発設備等の明確化を行い、これらの情報や検討結果を共有することとしている。
3．フェーズ 1 の活動
フェーズ 1 では、原子力規制庁・原子力機構・電中研・電力/燃料メーカー・大学における研究開発の状況、経産省・文科省による公募事業の状況、最近 10 年の IAEA および OECD/NEA
における軽水炉燃料関連の活動状況と報告書、欧州の軽水炉に関する研究開発プラットフ
ォーム NUGENIA のロードマップ、最近 10 年の国際会議における発表論文の動向などについて調査した。これらの調査結果を踏まえて摘出した研究開発課題について、産業界の立場
から重要度・緊急性・分担案を検討し、産業界の立場から重要度が高い課題を摘出した。
これらの課題について、本格的研究開発の着手が望まれる時期によって次頁の表のように6整理した。
4．フェーズ 2 の活動と今後の予定
現在はフェーズ 2 の活動として、フェーズ 1 で摘出した研究開発課題について、重要度
評価の見直しおよび国内外の取組状況の調査と充足性の分析を進めているところである。
今後は、課題解決に向けた取組の優先順位付け、研究開発項目の摘出とロードマップの検討などを行う予定である。さらに、近年の軽水炉燃料に関する研究開発動向のとりまとめなども行うことを検討している。なお、フェーズ 2 の活動では、各機関の若手の参画などを通じて人材育成にも配慮していきたい。

表

産業界の立場から重要度が高いと評価された課題と本格的研究開発の着手が望まれる時期（◎は研究開発の重要性が高いと考えられる課題）

区分

5 年程度以内

本格的研究開発の着手が望まれる時期
10 年程度以内
10 年程度後で可

既設炉・
新設炉で
の高効率
利用

〇運転サイクル長期化への ◎燃料ペレットの改良

既設炉・
新設炉で
の継続的
安全性・
信頼性向
上

◎過渡時・事故時の燃料挙 ◎被覆管材料の改良

対応◎被覆管材料の改良〇出力向上への対応◎5％超濃縮度燃料の製造・照
射挙動評価◎PIE データ拡充等高燃焼度燃料の挙動評価動解明◎事故耐性燃料の開発〇熱水力設計評価技術の高 ◎地震時の燃料集合体の健度化・不確かさ定量評価

全性〇 核 設 計 評 価 技 術 の 高 度 ◎燃料集合体の構造強化化・不確かさ定量評価〇安全審査の効率化

長期乾式
貯蔵への
備え（効
率的貯蔵
と安全性
向上）

◎キャスク構造材料劣化評 ◎燃料長期健全性実証
価技術◎臨界管理の合理化（燃焼度ク
レジット導入）◎高燃焼度 MOX 燃料貯蔵
◎漏えい燃料の管理◎コンクリートキャスク導入

共通事項◎モデリング技術・解析コー◎崩壊熱測定実験データの拡

ドの高度化

充と不確かさ低減◎照射試験・照射後試験技◎使用済試験燃料の処理技術術の充実・高度化

確立◎炉外試験技術の高度化

以上

7

Ⅳ．国際会議紹介
国際原子力機関「燃料の性能と技術に関するワーキンググループ」（TWGFPT）
2020 年会合出席報告
電力中央研究所 尾形孝成
国際原子力機関（IAEA）の「燃料の性能と技術に関するワーキンググループ」（TWGFPT：Technical
Working Group on Fuel Performance and Technology）は、核燃料分野の IAEA の技術プログラムの実施に対して助言と支援を行う専門家グループである。検討対象は、核燃料の性能と関連技術の現状と開発動向、炉心材料の研究開発、核燃料の設計・製造・利用、冷却材の化学、燃料挙動解析、品質保証などである。IAEA-TWGFPT の委員は原則として一ヵ国に一名、任期は 4 年である。報告者は日本原子力学会核燃料部会運営小委員会の推薦を受けて、2020～2023 年の任期の委員を務めている。
会合は毎年 1 回 4 月頃に開催されるのが通例で、2020 年の会合は 3 月 18～19 日に IAEA 本部で開催される予定であったが、新型コロナウィルスの影響で中止となった。そのため 9 月 8～10 日にリモートで開催された。参加者は、各加盟国の代表 25 名、国際機関から 2 名（EC-JRC、OECD/NEA）、オブザーバ 2
名（Framatome、チェコの 2 名）、IAEA 事務局 3 名の計 32 名であった。議長は昨年に引き続いてベルギーの H.Drueme が務めた。IAEA 原子力局の Chudakov 局長、同燃料サイクル・廃棄物技術部の Xerri 部
長、同部燃料サイクル・材料課の Hill 課長からの開会の挨拶の後、出席者の自己紹介を行った。
以下に会合の概要を示す。
1. 事故耐性燃料の研究開発状況「燃料サイクルのオプションに関するワーキンググループ」（TWGNFCO：Technical Working Group on
Fuel Cycle Option）と合同で、IAEA、仏、露および米（EPRI）における事故耐性燃料（ATF）の研究開
発状況の報告を受けた。
IAEA の共同研究プロジェクト（CRP）として 2014～2019 年に実施された ACTOF（Analysis of Options
and Experimental Examination of Fuels with Increased Accident Tolerance）では、ATF 被覆管材料に関するラウンドロビン試験、ベンチマーク解析、シビアアクシデント模擬試験（QUENCH-15(ZIRLO)および QUENCH-19(FeCrAl)）のデータ解析が行われ、その成果は 2020 年に TECDOC-1921 が公刊されている。2020～2023 年には新たな CRP として ATF-TS（Testing and Simulation of Advanced Technology
Fuels）が計画されており、燃料挙動解析コードのベンチマークやシビアアクシデント試験の解析などが行われる予定である。
フランスでは、CEA、EdF、Framatome が米国とも連携して、Cr コーテッド M5 被覆管を中心に開発を進めており、試験炉（OSIRIS および米 ATR）や商用炉における照射試験を実施している。SiC/SiC 被覆管の開発にも取り組んでおり、ベルギーBR-2 や米 ATR における照射試験を準備中である。
ロシアの ROSATOM 傘下の TVEL では、Cr コーテッド E110 被覆管と 42XHM 被覆管（従来制御棒の構造材として使用されている）の開発を中心に進めており、MIR 炉における照射試験を実施中で、VVER-1000 における照射試験を計画している。これらの他、SiC/SiC 材および U3Si2、U-Mo、U-Zr 等の燃料体の研究にも取り組んでいる。

8

米 EPRI では、事業者向けに ATF の安全性と経済性に関する評価を実施し、いくつかの報告書を発行している。開発と許認可を制限する因子を同定するためのコーテッド材の評価は、NRC のコーテッド被覆管 ATF に関するガイダンス NRC ATF-ISG-2020-01 にも影響した。使用済燃料の長期貯蔵に関する EPRIの協力プログラム ESCA の「新型燃料がバックエンドに与える影響」に関するワークショップでは、ATFと高燃焼度かつ高濃縮度が使用済燃料貯蔵プール、乾式貯蔵、輸送、直接処分などバックエンドに与える影響が議論された。
2. 欧州 JRC の核燃料研究の状況（P.van Uffelen：JRC-Karlsruhe）
JRC は、欧州プログラム Horizon 2020（H2020）におけるいくつかの共同研究プロジェクトや IAEA お
よび OECD/NEA のベンチマーク解析などに参画している。H2020 関連では、大型ナトリウム冷却高速炉開発プログラム ESFR-SMART（2017～2021 年）、燃焼・燃料挙動・熱水力の結合させたモンテカルロ計算によるマルチフィジクスシミュレーション手法開発を目指す McSAFE（2017～2020 年）、設計基準事象およびそれを超える事象時の影響緩和方策を検討する R2CA（2019～2023 年）などに参加している。高速炉燃料解析コードのベンチマークを行う IAEA の共同研究プロジェクト FMFR および NEA の専門家会合 EGIF
（Expert Group of Innovative Fuel）に参加して、TRANSURANUS コードのベンチマークなどを進めている。また、NEA の専門家会合 EGRFP（Expert Group of Reactor Fuel Performance）では、軽水炉燃料のPCMI 挙動に関するベンチマーク解析を実施している。
3. VVER Fuel 国際会議の概要（M.Mitev：ブルガリア INRNE）
ブルガリア科学アカデミー原子力研究所主催、IAEA 共催、ROSATOM の燃料会社 TVEL がスポンサーとなって、VVER 燃料に関する国際会議 VVER Fuel が隔年で開催されている。2019 年の会議は 9 月にブルガリアで開催され、16 か国から 118 名が参加し、燃料挙動と使用経験、設計改良、モデリング、安全性、
使用済燃料管理などのトピックスについて 53 件の口頭発表と 8 件のポスター発表があった。
4. フランスの状況（T.Forgeron：仏 CEA）
2020 年に仏政府が承認したエネルギー10 年計画（PPE）では、総発電量に対する原子力発電の割合（2019 年は 70.6％）を再生可能エネルギーの導入によって 2035 年までに 50％に低減するとしており、そのため EdF は現状 58 基の原子炉のうち、2020 年 2 月と 6 月に停止したフェッセンハイムの 2 基を含む 14 基を停止していくこととした。PPE を実行するための研究開発ロードマップの改訂版では、燃料サイクルを閉じるための PWR によるマルチリサイクルの研究、ナトリウム炉を中心とした Gen-IV 炉の開発とそのための国際協力、17 万 kWe の PWR2 基から成る NUWARD など SMR の開発が含まれている。
5. 加圧型重水炉 PHWR の燃料に関する事前会合（J.Armstrong：加 CNL）
本会合に先立って開かれた加圧型重水炉 PHWR に関する会合の結果として、破損燃料の取扱と乾式貯蔵および燃料製造プロセスの高度化の 2 点に関する技術会合あるいは共同研究プロジェクトを IAEA の次期 2 年計画（2022～2023 年）に含めることが提案された。
6. 国別レポート（Country Report）の分析に関する議論（H.Druenne：議長）
各国の原子力発電所の運転状況、燃料製造状況、燃料破損事例などをまとめた国別レポートを毎年の9会合の前に提出することが各国の代表委員に義務つけられている。この国別レポートのあり方について、2018 年の会合から継続して議論されている。今回の会合で燃料破損事例の収集のための新たな書式が提示された。国によっては電力会社や燃料メーカーが詳細な炉心・燃料データの提出に協力的でないことを懸念する意見があったが、これに対して、「IAEA 本部がデータの保護やデータ収集のメリットを記載
したレターを準備して、これを TWGFPT メンバーが電力会社や燃料メーカーに提示できるようにしてはどうか」との提案があった。現時点で足りないとされている炉心配置や水化学など燃料破損関連データについては、次回会合までに提供することになった。
7. TWGFPT 活動状況の報告（K.Sim：IAEA, NFCM）
共同研究プロジェクト（Coordinated Research Project: CRP）およびその研究調整会合（Research
Coordination Meeting: RCM）、諮問会合（Consultancy Meeting: CM）、技術会合（Technical Meeting:TM）、発刊（Publication）の開催実績と予定は次のとおりである。
【共同研究プロジェクト CRP および研究調整会合 RCM】
・Fuel Modelling in Accident Conditions: FUMAC（2014～2018）：終了、TECDOC 発行済
・Analysis of Options and Experimental Examination of Fuels with Increased Accident
Tolerance: ACTOF（2015～2018）：終了、TECDOC 発行済
・Reliability of High Power, Extended Burnup and Advanced PHWR Fuels（2013～2018）：終了、TECDOC 発行済
・Accelerator Simulation and Theoretical Modelling of Radiation Effects: SMoRE-2（2016～2019）：第 3 回 RCM を 2020 年 9 月 1～4 日に開催
・Fuel Materials for Fast Reactors: FMFR（2019～2022）：第 1 回 RCM を 2019 年 10 月 2～4 日に開催・Testing, Modelling and Simulation of Accident Tolerant and Advanced Technology Fuels:
ATF-TS（2020-2023）：第 1 回 RCM を 2020 年 11 月 30～12 月 4 日に開催予定【諮問会合 CM】
・CM to Finalize the Final Report of the CRP on Analysis of Options and Experimental
Examination of Fuels for Water Cooled Reactors with Increased Accident Tolerance, Feb.28March.1, 2019.
・CM to Develop the Draft Technical Report (TECDOC) on LWR Fuel Enrichment beyond the 5%
Enrichment Limit: Perspectives and Challenges, May 20-23, 2019.
・CM to Prepare the TECDOC on the Proceedings of the Technical Meeting on Modelling of Fuel
Behaviour in Design Basis Accidents and Design Extension Conditions and to Develop a
Coordinated Research Project Proposal on Testing and Simulation of Advanced Technology
Fuels, Oct.15-17, 2019.
・CM to Develop the Proceedings of the Technical Meeting on Progress on Pellet Cladding
Interaction and Stress Corrosion Cracking: Experimentation, Modelling and Application
Methodologies to Support the Flexible Operation of Nuclear Power Plants, Dec.3-5, 2019.

10

・CM to Develop a Draft IAEA Technical Document on the Effects of Controlling andMonitoring Coolant Chemistry and Related Processes on Fuel Reliability in Pressurized
Heavy Water Reactors, March 20-27, 2020 (remote).
・CM on the Topics of the Technical Working Group on Fuel Performance and Technology,
Sep.7-11, 2020 (remote).（本会合）・CM on the Status of the Coordinated Research Project on Fuel Materials for Fast Reactors(FMFR), Oct.22-23, 2020.（リモート会合）
・CM on the Design, Fabrication and Operation of SMR fuels, Nov.9-11, 2020. （予定、リモー
ト会合）
・CM on Quality and Reliability in Nuclear Power Reactor Fuel Engineering, Nov.16-18, 2020.
（予定、リモート会合）
・CM on Technical Challenges and Advances in Fuel Fabrication for Water Reactors, June 2225, 2021 in Chengdu, China.（予定）
・CM on Advances in Post-Irradiation Examination Techniques for Power-Reactor andInnovative Fuels, July 21-23, 2021 in Vienna.（予定、IAEA publication NF-G-2.1 の改訂）
【技術会合 TM】
・TM on Modelling of Fuel Behaviour in Design Basis Accidents and Design Extension
Conditions, May 13-16, 2019 in Shenzhen, China.
・TM on Progress on Pellet–Cladding Interaction and Stress Corrosion Cracking:Experimentation, Modelling and Methodologies Applied to Support the Flexible Operation of
Nuclear Power Plants, Oct.8-11, 2019 in Aix-en-Provence, France.
・TM on the Control and Monitoring of Coolant Chemistry and related Issues on Fuelreliability in Pressurized Heavy Water Reactors, Nov.25-28, 2019 in Toronto, Canada.
・Technical Meeting on the Technical Challenges and Advances in Fuel Fabrication for Water
Reactors: Recent Experience and Future Prospects, June 22-25, 2021 in Chengdu, China.（予定）・TM on Advances in Post-Irradiation Examination Techniques for Power Reactor IrradiatedFuels and Innovative Fuels, July 21-23 in Vienna, Austria.（予定）・Technical Meeting on Fuel Failures in Normal Operation of Water Reactors: Experience,
Causes and Mitigation, Dec.14-17, 2020 in Vienna.（予定）【発刊】
・Fuel Modelling in Accident Conditions (FUMAC), IAEA-TECDOC-1889, 2019.
・Analysis of Options and Experimental Examination of Fuels for Water Cooled Reactors with
Increased Accident Tolerance (ACTOF), IAEA-TECDOC-1921, 2020・Light Water Reactor Fuel Enrichment beyond 5% Limit: Perspectives and Challenges, IAEATECDOC-1918, 2020.

11

・Modelling of Fuel Behaviour in Design Basis Accidents and Design Extension Conditions,
IAEA-TECDOC-1913, 2020.
・Progress on Pellet Cladding Interaction and Stress Corrosion Cracking: Experimentation,
Modelling and Application Methodologies to Support the Flexible Operation of Nuclear
Power Plants, TECDOC 発刊準備中
・Effects of Controlling and Monitoring Coolant Chemistry and Related Processes on Fuel
Reliability in Pressurized Heavy Water Reactors, TECDOC 発刊準備中
8. 核燃料の運用と工学に関する 2022-2023 年計画（M.Veshchunov：IAEA, NFCM）
IAEA の予算は 2 年周期で決められる。現在は 2020～2021 年の 2 ヵ年の予算の中で活動している。次期の 2022～2023 年の 2 ヵ年の予算案は 2020 年の秋に立案し、2021 年の総会で決定される。次期予算案の立案に向けた計画として、水炉･高温ガス炉･高速炉の燃料材料の設計･製造･炉内挙動に影響する因子の理解と対応を目的とする次の活動が事務局から提案され、承認された。
・CM and TM on impact of extended burnup on the performance and safety of water reactor
fuels
・CM and TM on in-reactor behavior of fuel assemblies for water cooled reactors
・CM and TM on design, fabrication and irradiation performance of particle fuels
・CM and TM on advances in computer codes used in the design and safety analyses of water
reactor fuels under reactor operating and accident conditions
・CM and/or TM on defected/damaged spent fuel storage process for LWR and PHWR
・CM and/or TM on PHWR Fuel materials and advanced processes
・CRP on Fuel Materials for Fast Reactors: FMFR (2019-2022)（継続）
・Testing, Modelling and Simulation of Accident Tolerant and Advanced Technology Fuels:
ATF-TS (2020-2023)（継続）
・CRP on SMR fuels（新規、計画中）※5%以下濃縮度の UO2 燃料、高温ガス炉用粒子燃料、ナトリウム冷却 SMR 用高濃縮 U 燃料（酸化物または金属）、鉛冷却 SMR 用窒化物燃料、溶融塩 SMR 用燃料などについて、データ収集、ベンチ
マーク解析、燃料炉心設計へのフィードバックなどを行う。
9. 次回の予定など
次回は 2021 年 4 月 6～9 日にウィーンで開催される予定である。
以上

12

Ⅴ．核燃料関係国際会議予定一覧(April 2021-March 2022)
No.

期

1

14-16
June
2021

2

間

会議名、開催場所、
問合せ先
内容等
2021
ANS
Virtual https://www.ans.org/meetings/am2021/
Annual Meeting, on-line

26-30
HotLab 2021,
September Prague, Czech Republic
2021

3

October
16-20,
2021

ICAPP 2021
Khalifa University,
Abu Dhabi, UAE

4

24-28
October
2021

Top Fuel 2021
Santander, Spain

5

未定
2021

共催
他

https://hotlab.sckcen.be/-/media/Files/Hotlab/Hotlab2021/HOTLAB2021_
1st_announcement.pdf?la=en&hash=
0EF297861A86D9CF2237B5700E2B
EAEBD7C446B3
https://www.icapp2021.org/◎

https://www.euronuclear.org/topfuel2021/○

Actinides 2021
https://www.actinides2021.com/
Tallahassee, Florida, US☆：学会主催、◎：学会共催・協賛、○：部会共催・協賛

13

Ⅵ．国際交流ニュース
Studying aboard in Japan, a Wonderful Life.
Nagaoka University of Technology
Ma ZhuoRan

In 2018,when finished my bachelor study from University of south China (USC), I decided to
go to Japan for further study about nuclear science.At that time my university just start the cooperation
with Nagaoka University of Technology (NUT). I finally became one of the five students and started
my study in Nuclear System Safety Engineering for Master's program.I am Ma ZhuoRan, come from
China.Now I am still continuing my study in NUT as a doctor program`s student.After coming toJapan, I have got too much priceless memories.In this article, I would like to share my life in Japan.
Hopefully, it will also show my appreciation and how thankful I am.
Journey to Japan
My journey to Japan began in September 2018. This is the first time I came to Japan and it still
looked like a great adventure for me.During the last year of my bachelor’s course of Nuclear Chemical
and Nuclear Fuel Engineering, I am thinking about studying more about nuclear science. I finallyjoined the exchange program when my university started the first time cooperation with NUT, and I
got a scholarship from Japan Studant Services Organization (JASSO). Out of interest in the
reprocessing of spent fuel, I chose the direction of radiochemistry.I joined a research lab focusing on
kinds of element separation and isotope separation.Under the master`s study course, I was given many
opportunities to participate in a variety of activities to learn the academic knowledge and researchskills,also gain more understanding about Japan`s custom and culture, and I gradually got used to thedifferences in the lifestyle and culture between Japan and China, all these experiences helped me
developed a batter character,greatly changed the way I study and live.
The impact of COVID-19
After a year and a half of challenging and growing study, I returned to China in December 2020to spend the New Year's Day with my family, and just after I returned to Japan from China, theoutbreak of novel corona virus occurred.
It never occurred to me at the time that this outbreak would become a catastrophe affecting allof humanity.Although kinds of vaccines are available now, millions of people are still at risk of
becoming infected. At that time I have already decided to continue my doctor study in Japan, in mylab. I was originally scheduled to join the Japan Atomic Energy Agency (JAEA)'s Research Human
Resources Development Type Decommissioning Research Program in March 2020 as a special
graduate student to conduct research on ultramicroscopic analysis technology of nuclear fuel14

debris.During that time, I received a special payment from the Japanese government, and later applied
for a special support payment from JASSO, which helped me through the most difficult period oftime.I don't know how to express my gratitude. I can only respond by studying harder.
Working as a student researcher at JAEA has given me a great opportunity to develop myresearch ability. During my study time at NUT, my research was focusing on chlorination of Uranium
Oxides - containing substances by Thermochemical Reaction.With the experiences and skills that I
have developed during the university time, I have studied more. Now I have also started theexperiment of alkalinolysis nuclear fuel debris to study the dissolution behavior of different
components and pave the way for the subsequent separation process.
I still have a long way to go before becoming a qualified researcher, but I am not alone in thisroad.There are so many people in Japan who care about the life of us overseas students.
I sincerely hope that my study will contribute to the decommissioning of the Fukushima Daiichi
NPP. I believe that everything I have experienced will eventually become me.I benefited a lot fromthe study in Japan, not only from the accumulation of knowledge, but also from every bit of life.

Photo of me during my study visit inThe Fukushima Daiichi nuclear power plant
Ma ZhuoRan
Nagaoka University of Technology

15

Ⅶ．夏期セミナー紹介
2021 年

第5回

核燃料・材料・水化学

夏期セミナー開催案内

下記の要領で、第 5 回 核燃料・材料・水化学 夏期セミナーを開催いたします。三年に一度開催する合同セミナーを通じ、相互に関連の深い三部会の研究内容に関して知見を深めると共に、部会員相互の親睦を深めて頂きたいと思います。若手技術者や学生の皆様も奮ってご参加下さい。
【開催日時】
日時：2021 年 8 月 10 日（火）、11 日（水）場所：オンライン方式（Web 会議） 使用アプリ：WebEX【セミナーへの参加方法】
事前の申し込みが必要となります。
【申し込み方法】に記載の方法で申し込みをお願い致します。
ご登録（参加費お支払い）後、ご登録時にご指定頂いたメールアドレスに Web 会議への接続 ID 及びセミナーテキストのダウンロードサイトをご連絡致します。
開始時刻となりましたら各自接続をお願い致します。当日朝 8：30 より接続可能な状態
としています。また、ご連絡するダウンロードサイトからセミナーテキストを各自ダウンロードしておいて下さい。製本されたセミナーテキストの配付は致しません。
【申し込み方法】
申込書は、核燃料部会夏期セミナーホームページ
http://www.aesj.or.jp/~fuel/Activities/summerschool.html
より、申込書ファイルをダウンロードし、メールにて【問合わせ先・申込書提出先】に示
す夏期セミナー事務局宛にご返送下さい。申し込み締め切りは 2021 年 7 月 30 日（金）です。
【セミナー参加費】
セミナー参加費は以下の通りです。セミナー参加費は、Web 会議への接続 ID 及びセミナ
ーテキストのダウンロードサイトへのアクセス権となります。その他費用（通信費等）は、各自のご負担となります。
・核燃料・材料・水化学部会員 ：無料・上記部会以外の学会員：2,000 円（不課税）・非会員：3,000 円（税込み）
・学生会員
：無料
・学生非会員：無料
16

【お支払いについて】
セミナー参加費は、2021 年 8 月 3 日（火）までに下記の銀行口座にお振込み下さい。振込手数料は参加者のご負担にてお願い致します。
お振込み頂いたことを確認次第、Web 会議への接続 ID 及びセミナーテキストのダウンロ
ードサイトを、ご登録頂いたメールアドレスにご連絡いたします。
・銀行名：常陽銀行
・支店名：東海支店
・口座種類：普通預金・口座番号：1759805
・口座名義：日本原子力学会核燃料部会夏期セミナー【問合わせ先・申込書提出先】
核燃料・材料・水化学 夏期セミナー事務局
三菱原子燃料（株）
渡部 清一：s_watanabe[at]mnf.co.jp
北芝 紀裕：norihiro_kitashiba[at]mnf.co.jp
メール送信時は[at]を＠に変更下さい。
以上

17

講演プログラム総合テーマ：福島第一原子力発電所事故後 10 年の節目を迎えて
8 月10 日（初日）9：10 ～
9：20 事務連絡9：20 ～
9：30 開会の挨拶（10 分）
9：30 ～ 10：10 核燃料基調講演（40 分）「事故後 10 年～核燃料部会の取り組みと燃料研究～」
10：10 ～ 10：50 材料基調講演（40 分）「材料部会の概要」
10：50 ～ 11：30 水化学基調講演（40 分）「水化学部会の概要」
11：30 ～ 13：00 昼食休憩
13：00 ～ 14：00 総合テーマ講演（60 分）「福島廃炉の研究開発課題の全体像について」
14：00 ～ 14：45 材料基礎講座（45 分）「福島廃炉の研究開発課題」
14：45 ～ 15：05 休憩
15：05 ～ 15：50 核燃料基礎講座（45 分）「PWR 燃料の概要」
15：50 ～ 16：35 水化学基礎講座（45 分）「水化学の基礎」
16：35 ～ 16：40 初日終了の挨拶と事務連絡

事務局
福井大学
JAEA

宇埜
加藤

正美 氏
正人 氏

NFD

児玉

光弘 氏

東北大学

渡邉

豊 氏

IRID

高守

謙郎 氏

東京大学

鈴木

俊一 氏

MNF

渡部

清一 氏

日本原電

杉野

亘

事務局

各講演で座長は設けず、セミナー事務局が議事進行致します。

18

氏

8 月 11 日（最終日）
9：05 ～ 9：15 朝の挨拶、事務連絡
事務局
9：15 ～ 10：00 核燃料ﾄﾋﾟｯｸｽ１（45 分）GNF-J「BWR 燃料の概要」
10：00 ～ 10：25 材料ﾄﾋﾟｯｸｽ１-1（25 分）
東北大学「事故進展の解析に役立つ分析技術」
東京電力
10：25 ～ 10：50 材料ﾄﾋﾟｯｸｽ１-2（25 分）
HD「福島廃炉における腐食課題の概要」
JAEA
10：50 ～ 11：15 水化学ﾄﾋﾟｯｸｽ１-1（25 分）「1F 廃炉環境とラジオリシスの評価･予測」
11：15 ～ 11：40 水化学ﾄﾋﾟｯｸｽ１-2（25 分）
JAEA「ラジオリシス評価結果に基づいた腐食評価」
11：40 ～ 13：00 昼食休憩
13：00 ～ 14：00 若手研究者受賞講演 （60 分）※詳細は欄外に記載
14：00 ～ 14：25 材料ﾄﾋﾟｯｸｽ 2-1（25 分）
JAEA「構造材への Cs の化学吸着挙動」
14:25～ 14：50 材料ﾄﾋﾟｯｸｽ 2-2（25 分）
JAEA「遠隔分析技術」
14：50 ～ 15：40 水化学ﾄﾋﾟｯｸｽ２（50 分）
東芝 ESS「FP の基礎、FP 研究専門委員会の活動の紹介」
15：40 ～ 16：00 休憩
16：00 ～ 16：25 核燃料ﾄﾋﾟｯｸｽ 2-1（25 分）JAEA「1F デブリサンプル分析に向けた取り組みの紹介」
16:25～ 16：50 核燃料ﾄﾋﾟｯｸｽ 2-2（25 分）
京都大学「核燃料の今後の展望」
（5 分）
事務局
16：50 ～ 17：10 ・事務連絡・閉会の挨拶 （各 5 分；15 分）
福井大学（材料部会・水化学部会・核燃料部会） WANO
東京都市
・締め（一丁締め） 及び 接続終了 大学【若手研究者受賞講演 講演者】（所属は受賞時点のもの）①核燃料部会
JAEA
田崎 雄大 氏②核燃料部会
東京都市大学服部 亮平 氏
③材料部会
JAEA
高見澤 悠 氏④材料部会
長岡技術科学大学
Luu Vu Nhut 氏⑤水化学部会
東芝 ESS
根岸 孝次 氏⑥水化学部会
東芝 ESS洞山 祐介 氏

19

松永

純治 氏

笠田

竜太 氏

深谷

祐一 氏

端

佐藤

邦樹 氏

智徳 氏

6 名のご講演中島邦久 氏

若井田 育夫 氏
高木

純一 氏

高野

公秀 氏

黒崎

健 氏

福元
久宗
佐藤

謙一 氏
健志 氏
勇 氏

Ⅷ．部会 HP 案内
核燃料部会 令和２年度運営小委員（HP 担当）中部電力 原田核燃料部会 HP の部会賞（学会講演賞，奨励賞）に係る変更について
原子力学会のＷＥＢ上に核燃料部会のホームページを掲載していますが，部会賞のラベルについては，以下の問題点があり（別紙－１参照），部会賞（奨励賞）と部会賞（学会講演賞）を分けるように，ラベルを修正致しました（別紙－2 及び別紙－3）。
・部会賞（奨励賞）の内容に，部会賞（学会講演賞）の募集があり，混乱を招く。
・部会賞（奨励賞）の最近の受賞者が反映されていない。
・部会賞（学会講演賞）の受賞者リストを掲載する。
核燃料部会ホームページについては，適切な更新を行うとともに，今後とも，皆様の使いやすいように工夫をしてまいります。
以

20

上

別紙－１

【現在の HP の問題点】
・部会賞（奨励賞）の内容に，部会賞（学会講演賞）の募集があり，混乱を招く。
・部会賞（奨励賞）の最近の受賞者が反映されていない。
・部会賞（学会講演賞）の受賞者リストを掲載する。
☞

21

部会賞（奨励賞）と部会賞（学会講演賞）を分けるよ
うに，ラベルを修正する。

別紙－２
部会賞（奨励賞）
のラベル

22

別紙－３
部会賞（学会講演賞）のラベル23

(注) 2021 年 5 月 6 日現在の情報です。内容に変更がある場合、日本原子力学会の会員情報変更の手続きを行ってください。

Ⅸ．会員名簿核燃料部会員名簿
核燃料部会会員330名

2 0 2 1 年 5 月 6 日 現 在
登 録 情 報 に 基 づ き 記 載

安部田 貞昭
石井 武

茨城大学
西 剛史

科学技術振興機構

高木 郁二

原子燃料工業

川上 文明

檜木 達也

伊藤 卓也

森下 和功

大江 晃

李 納百川

大平 幸一

岩本 多實
大内 全

ウェスチングハウス・ 関西電力

斉藤 荘蔵

エレクトリック・ジャ

尾家 隆司

佐藤 正知

パン

荻田 利幸

鈴木 滋雄

堀内 敏光

鈴木 元衛

大脇 理夫
近畿大学

小野 慎二

小野岡 博明

渥美 寿雄

木下 英昭

亀田 保志

大塚 哲平

齋木 洋平
瀬山 健司

早田 邦久

エネルギー総合工学

高畠 勇人

高橋 利通

研究所

中井 忠勝

空間技術研究所

谷口 良則

西川 進也

小川 進

中岡 平

谷 賢

寺井 隆幸

土江 保男

濱西 栄蔵

堀内 知英

永井 将之

ＭＨＩニュークリア

真嵜 康行

グローバル・ニューク

平澤 善孝

野村 茂雄

システムズ・ ソリュ

松井 秀平

リア・フュ エル・

安田 淳

服部 年逸

ーションエンジニア

ジャパン

山口 壮一朗

林 君夫

リング

林 洋

近藤 吉明

出光 一哉

伊藤 邦雄

大阪産業大学SEO POOREUN

加々美 弘明

硲 隆太

中川 恭一

草ヶ谷 和幸

橋爪 健一

小飼 敏明

北嶋 宜仁

大阪市立大学

PHAM VAN MAO

櫻井 三紀夫

鈴木 嘉章

田辺 哲朗

本多 史憲

堤 信郎

秋田工業高等専門学校
金田 保則

原子力安全研究協会

磯辺 裕介

アイ’エムセップ
伊藤 靖彦

石本 慎二

有馬 立身

東 邦夫
山下 利之

九州大学

大阪大学

九州電力

大石 佑治

小西 大輔

合田 尚友

舘林 竜樹

池田総合研究所

實延 秀明

池田 豊

牟田 浩明

古田 照夫

原子力安全推進協会

中嶋 英彦

原子力

松永 純治

エンジニアリング

梁井 康市

今村 通孝
松浦 哲明

経済産業省
京都大学

金子 洋光

原子力規制委員会

窪田 卓見

更田 豊志

黒崎 健

山中 伸介

24

原子力規制庁

四国電力

秋山 英俊

大堀 和真

中江 延男

大矢 賢太郎

永瀬 文久

川本 洋右

福田 拓司

テキサスＡ＆Ｍ大学
大学院

東京大学
阿部 弘亨

東芝エネルギーシス
テムズ

YILDIRIM ANIL

鹿野 文寿

CAN

狩野 喜二

テプコシステムズ

叶野 翔

田辺 朗

梶原 孝則

藤根 幸雄

次世代エネルギ―研

木村 俊貴

鈴木 俊一

宮田 勝仁

究・開発機構

竹田 周平

関村 直人

東邦エンジニアリン

山内 紹裕

山脇 道夫

チェン エドモン

グ

ド

電源開発
原子力損害賠償・廃炉等支援機構芝浦工業大学

大谷 司

西村 洋亮

新井 剛

越川 善雄

楊 会龍

柳沢 直樹

横山 諒

湊 和生

井勝 伸彦

東北大学
大沢 直樹

芝田化工設計原子力バックエンド

東京電力

佐藤 修彰

飯塚 政利

ホールディングス

宍戸 博紀

太田 宏一

石井 大翔

清水 雅生

尾形 孝成

伊東 賢一

若林 利男

北島 庄一

遠藤 慎也

昭和建物管理

木下 幹康

大塚 康介

小林 正春

園田 健

関田 俊介

名内 泰志

平井 睦

中村 勤也

平林 直哉

中森 文博

巻上 毅司

田中 祐樹

推進センター
梶谷 幹男

常磐開発
志賀 則克

原子力発電環境整備
機構
米山 智巳

原燃輸送
高杉 政博

小無 健司

新金属協会
小林 愼一

電力中央研究所

富山大学
波多野 雄治

ナイス
新田 裕介

溝上 伸也
高度情報科学技術研究機構

神鋼リサーチ

東海大学

溝上 暢人

長岡技術科学大学

太田 耕市

山内 景介

ドー ティマイズン

亀山 高範

山田 大智

麻 卓然

東京工業大学東京都市大学

名古屋大学

岡﨑 陽香

小幡 歩夢

大島 吉貴

加藤 大典

佐藤 勇

大池 宏弥

スリー・アール

川島 正俊

高木 直行

菅井 弘

北村 嘉規

西川 秀紹

日鉄住金テクノロジ

小林 能直

新田 旭

ー

室尾 洋二

藤城 俊夫
スタズビック・ジャ
近藤技術事務所
近藤 英樹

事業構想大学院大学
岩田 修一

四電

パン
山崎 正俊

中部電力

エンジニアリング

佐合 優一

今村 康博

原田 健一

佐久間 真之介
三成 映理子

穴田 博之
同志社大学
渡邉 崇

日本核燃料開発青見 雅樹

25

遠藤 洋一坂本 雅洋

日本原子力発電

日立製作所

三菱FBRシステムズ

大内 敦

佐藤 宗一

島田 太郎

石橋 良

小坂 進矢

坂本 寛

篠原 伸夫

高松 樹

佐藤 克典

鈴木 晶大

柴田 裕樹

竹野 美奈子

樋口 徹

杉山 智之

竹本 吉成

福井工業大学

岡田 裕史

三浦 祐典

鈴木 恵理子

長嶺 徹

松浦 敬三

北芝 紀裕

水迫 文樹

鈴木 紀一

松浦 豊

須藤 彩子
日本検査

瀬川 智臣

三菱原子燃料

小宮山 大輔
福井大学

日本原燃

清水 純太郎

有田 裕二

手島 英行

大天 正樹

上田 昌弘

宇埜 正美

藤井 創

髙木 聖也

逢坂 修一

新納 圭亮

古本 健一郎日本原子力研究

高藤 清人

越智 英治

藤原 卓真

渡部 清一

開発機構

高野 公秀

今野 廣一

柳原 敏

安部 智之

高橋 啓三

齊藤 暢彦

山田 結也

天谷 政樹

高橋 直樹

樽井 勝

阿波 靖晃

田崎 雄大

藤田 元久

福島SiC応用技研

高野 賢治

生澤 佳久

田中 康介

藤原 英城

原 重充

福田 龍

市川 正一

谷垣 考則

松本 由幸

井元 純平

谷口 良徳

吉田 綾一

岩佐 龍磨

寺島 顕一

若松 明弘

鵜飼 重治

中島 邦久

内田 俊介

中島 靖雄

ニュークリア・

江沼 誠仁

中田 正美

デベロップメント

扇柳 仁

中村 仁一

池田 一生

逢坂 正彦

中村 武彦

伊藤 邦博

大友 隆

中村 雅弘

岡本 芳浩

麓 弘道

三菱重工業
今村 稔

中里 道
富士電機

宮原 直哉

尾崎 博

村上 望

山田 裕之

大和 正明

ペスコ

三菱総合研究所

鹿倉 榮

江藤 淳二

小方 宏一

放射線計測協会

三菱マテリアル

成川 隆文

木戸 俊哉

上塚 寛

磯部 毅

小川 徹

堀口 直樹

高阪 裕二

奥村 和之

松本 卓

小林 裕

北海道大学

垣内 一雄

三輪 周平

篠原 靖周

小崎 完

勝山 幸三

森下 一喜

野瀧 友博

澤 和弘

加藤 正人

森平 正之

森口 大輔

平野 慎太郎

川口 浩一

森本 恭一

川西 智弘

山下 真一郎

日立GEニュークリア

工藤 保

山本 雅也

エナジー

倉田 正輝

横山 佳祐

柴田 博紀

米野 憲

劉 家占

松村 和彦

齋藤 伸三

渡部 雅

小林 卓志

前田建設工業
大竹 俊英

ＭＩＫ
榎本 孝

26

柴原 孝宏

Ⅵ．編集後記
核燃料部会報第 56 号を会員の皆様にお届けいたします。
執筆者の方々には、執筆のお願いに対して快くお引き受けいただき、お忙しい
中ご執筆いただきましたことを厚く御礼申し上げます。また、執筆者の推薦、調整等にご協力いただきました方々にも、あわせて御礼申し上げます。
通常、核燃料部会報は年に 2 回前半版と後半版に分けて発行しておりますが、
2020 年は新型コロナウィルス感染拡大の影響を受け、春の年会、夏期セミナー
や国際学会も中止が相次いだことから 12 月の発行は見送り、今号が昨年 5 月の№55-2 以来、1 年ぶりの発行となります。
今回の部会報では、巻頭言として加藤新部会長から就任のご挨拶をいただくとともに、企画セッション、夏期セミナー、国際会議等の情報に加え、核燃料部会賞を受賞された 2 名の記事等を掲載させていただいております。是非お読みいただければと思います。
新型コロナウィルスの影響が継続する中、各種会議や学会等もオンラインで開催されることも多くなり、活動としては以前の勢いを取り戻したかのように感じることもありますが、やはり対面でこそできることもあると思いますので、完全終息後には今のこの経験を活かし、業界全体がさらに盛り上がることを期待しております。
次回の部会報は、2021 年冬頃の発行を予定しております。充実した内容となるように努めて参りますので、今後とも皆様のご協力をお願い致します。
2020 年度部会報担当：電源開発株式会社

柳沢直樹

メールアドレス：Naoki_Yanagisawa@jpower.co.jp
電話番号：03-3546-9705

27