（社）日本原子力学会

核燃料部会報核 燃 料2019 年 7 月発行№54-2（通巻）
目
Ⅰ.

Ⅱ.

次

企画セッション
日本原子力学会 2019 年春の大会 合同セッション「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門委員会活動報告・・・・・・・・・・ 逢坂 正彦

1

特別寄稿(1)第 7 回核燃料部会賞（奨励賞）を受賞して・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 成川 隆文

3(2)平成 30 年度核燃料部会賞（学会講演賞）を受賞して・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 鈴木 恵理子 4(3)平成 30 年度核燃料部会賞（学会講演賞）を受賞して・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 髙木 聖也

5

国際会議紹介(1) IAEA「燃料の性能と技術に関するワーキンググループ」（TWGFPT）
2019 年全体会合出席報告・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 尾形 孝成

6Ⅳ.

核燃料関係国際会議予定一覧（2019 年 6 月～）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

18

Ⅴ.

国際交流ニュース
OECD Halden Reactor Project 滞在記・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 岡本 圭太

19

Ⅲ.

Ⅵ.

夏期セミナー紹介2019 年度 第 31 回「核燃料部会 夏期セミナー」の開催案内・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 23

Ⅶ.

部会規約
(1）核燃料部会の旅費・謝金・参加費要領・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 28(2)核燃料部会 部会賞実施要領・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 30

Ⅷ.

会員名簿

・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

Ⅸ.

会員近況
日本原子力学会フェローの称号を授与されて ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 更田 豊志 37

Ⅹ.

編集後記

・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

0

33

38

Ⅰ．企画セッション
日本原子力学会 2019 年春の大会 合同セッション「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門委員会活動報告「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門委員会 幹事 逢坂正彦
「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門委員会、核燃料部会及び水化学部会の合同セッションとして、「核分裂生成物と燃料デブリの比較 - 廃炉作業時の影響比
較の観点より -」と題した企画セッションが開催された。
福島第一原子力発電所（1F）の廃炉作業を進めるにあたっては、燃料デブリ（デブリ）の存在箇所を同定することが必須であるが、作業を進めて行く上で障害となるのが、Cs を初めとする放射性の核分裂生成物（FP）である。このため、FP の挙動にも十分配慮し、放射性物質の飛散、被ばく抑制を図ることが必須であるとの認識のもと、まずデブリ生成に係る炉心溶融進展と FP 挙動の事故時のふるまいについての報告がなされた。さらに、両者の挙動に基づき、FP の分配傾向の整理を行った結果が紹介された。これらの講演に基づいて、主に炉内での FP 分布の差異、廃炉作業時のデブリ及び FP の挙動、その取扱い、被ばく影響、環境影響等について、会場からの質疑応答に基づき議論がなされた。以下に各講演と議論の概要を示す。
電力中央研究所の中村氏からは、「燃料デブリの基礎特性と事故時のふるまい」と題して、シビアアクシデント時の燃料溶融・移行に関するふるまい、その結果生成する燃料デブリの性状についての講演がなされた。燃料溶融・移行ふるまいについては、とりわけBWR においては制御ブレード材の B4C の溶融挙動が PWR とは異なり、デブリ取出しに係るデブリ性状の主な課題として、デブリ中に硬度が極めて高いホウ化物の生成等に留意すべきことが述べられた。その他の課題として、1F デブリサンプルの代表性、マクロ性状、
経年変化挙動、取出時の粉体化、臨界管理に重要な核種の分布等があることが挙げられた。また、1F デブリサンプル分析を継続することにより、事故時の到達温度や酸素ポテン
シャル等が評価され、デブリ分布や事故進展の解明、合理的なデブリ取出し工程の策定等が期待されることが述べられた。
日本原子力研究開発機構の宮原氏からは、「核分裂生成物の基礎特性と事故時のふるまい」と題して、事故時の FP 挙動の概要と 1F に特有の課題が述べられた。燃料温度の上昇、炉心の溶融に伴い、Cs、I 等の揮発性 FP は大部分（過去行われた試験では最大 80%）
が圧力容器（RPV 内）へ放出される一方、Sr 等の揮発性の低い FP は、その大部分が溶け落ちた燃料に随伴してデブリ内に残存する。RPV 内に放出された FP は凝縮、化学反応等
による物理化学変化を伴いながら原子炉冷却系（RCS）を移行し、格納容器 PCV に到達する。一方、RPV 破損に伴って PCV 内に移行したデブリからも、MCCI 等に伴って FP が放出される。
日本原子力研究開発機構の逢坂からは、「廃炉作業時に想定される燃料デブリと核分裂生成物の挙動の比較」と題して、FP とデブリの原子炉内での分布は異なることから、放射1線源としての FP がデブリ取出し作業にどのような影響を与えるかについて検討するため、関連知見・情報を整理した結果が報告された。FP のインベントリ等を考慮して代表的な FP を選択し、燃料デブリから放出されて構造材壁等に付着するものと燃料デブリに残留するものに区分して、被ばくに係る簡易的な指標の時間変化を計算し、FP 分布評価のための今後の研究課題案を検討した。検討の結果、燃料デブリに残留する FP に係る内部被ばくを除きいずれも 137Cs の影響が支配的であること、239Pu, 241Am 及び 90Sr の内部被ばくへの影響が大きいこと、106Ru は 10 年程度経過すれば影響は小さいこと等が分かった。指標の不確かさは大半が FP の燃料からの放出及び移行挙動に起因するものであることか
ら、分布とその変化の評価における課題についても同様に FP の放出移行挙動に係るものとなる。数十年間に及ぶことが予想されるデブリ取出し作業期間中には、付着 FP の水分への溶出や作業時の圧力変動による再浮遊、長期間の酸化等によるデブリ表面の変性の可能性とそれによる放射性物質の再浮遊等、空間への FP 放出を介して分布状態変化に与える挙動を考慮する必要がある。
東芝 ESS の高木氏からは、「廃炉作業時の放射性物質管理の留意事項」と題して、前 3報の報告に基づき、放射能分布、存在形態、取り扱い方法、臨界管理、被ばく影響、環境
影響について、燃料デブリから放出されて構造材壁等に付着するものと燃料デブリに残留するもののそれぞれについての考慮が重要であることが述べられた。
引き続き会場との質疑応答・ディスカッションが行われた。規制との整合性や今後の対応について、α放出核種（内部被ばく）の重要性と PCV 内のロボット作業との関係や考え方、環境放出量や汚染水等の全体マスバランス、FP 分布のマップ等の構築・継続的改良の仕組みや体制、デブリと FP の双方の専門家による議論・検討体制の必要性等、多数の質疑応答がなされ盛況であった。

2

Ⅱ．特別寄稿(1)第 7 回核燃料部会賞（奨励賞）を受賞して日本原子力研究開発機構
安全研究センター
成川 隆文
この度は「ジルカロイ－４被覆管の冷却材喪失事故時急冷破断限界に関する不確かさ定量化及び低減手法の開発」
に関する研究成果につきまして核燃料部会賞（奨励賞）を賜り、大変光栄に存じます。本研究は東京大学大学院工学系研究科原子力国際専攻山口研究室にて、筆者が博士後期課程に在籍し取り組んだ研究の一部であり、同時に、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もあります。ご指導を賜りました山

寺井部会長（右）から

口彰先生、張承賢先生、及び原子力機構関係者の皆様に御表彰された際の様子（日本原子力学会2019 年春の年会）

礼申し上げます。

今般受賞対象となった研究は軽水炉の冷却材喪失事故（LOCA）時の燃料被覆管急冷
破断限界が有する不確かさの定量化と低減に係る手法を開発したものです。LOCA 時に炉心の冷却可能形状が維持されるか否かの判断においては、燃料被覆管の急冷破断限
界をその不確かさを含めて評価することが重要ですが、従来そのような観点での研究は行われていませんでした。そこで、LOCA 模擬急冷破断試験とベイズ統計モデリング手法とを組み合わせることで、燃料被覆管の LOCA 時急冷破断限界に係る不確かさを定量化する手法を新たに開発し、これをジルカロイ－４被覆管の急冷破断限界に適用することでその不確かさを定量化することに初めて成功しました。さらに、ベイズ最適実験
計画法を用いた急冷破断限界の不確かさ低減手法も開発し、同手法を用いて LOCA 模
擬急冷破断試験を計画することで、急冷破断限界の認識論的不確かさを効果的かつ効率的に低減可能であることを数値実験によって示しました。以上の研究成果により、LOCA 時の燃料被覆管の急冷破断限界が有する安全余裕を定量的に把握することが可能になると期待されます。
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。今後は事故時の燃料ふるまいに関する研究により一層精進し、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。

3

(2) 平成 30 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
原子力基礎工学研究センター
鈴木恵理子

この度は、日本原子力学会 2018 年秋の大会における「軽水炉シビアアクシデント時に構造材へ化学吸着したセシウム化合物の微細分布評価」と題した発表につきまして核燃料部会賞（学会講演賞）に御選出頂き、誠にありがとうございます。本研究を行うにあたり、ご指導を賜りました原子力機構
逢坂グループリーダー、山下グループリーダー、中島副主幹、小河研究員、西岡研究員、及び北海道大学橋本先生、礒部先生、遠堂様、栗芝様をはじめ、多くの方々にこの場をお借りして深く御礼申し上

表彰式での寺井部会長との記念撮影（日本原子力学会 2019 年春の年会にて）げます。
本研究は、軽水炉シビアアクシデント時に炉内高温領域の構造材へ化学吸着したセシ
ウムの化学組成や微細組織の分布をサブミクロンオーダーで評価する手法を開発したものです。具体的には、X 線光電子分光法（XPS）を用いた深さ方向における連続的な元素分布分析とエネルギー分散型 X 線分光装置付透過型電子顕微鏡（TEM/EDS）を用いた局所的な化学組成及び微細組織観察を組み合わせることにより、深さ方向によって異なるセシウム化学吸着生成物の形成挙動を評価することが可能となりました。これにより、微視的に異なる化学吸着プロセスをモデル化することが可能となり、化学吸着に
より炉内に固着したセシウムの性状や吸着量のより正確な評価へつながることが期待できます。
今後も軽水炉シビアアクシデント時のセシウム等の核分裂生成物の沈着・移行挙動に係る研究を継続し、福島第一原子力発電所廃炉や軽水炉の安全性向上に貢献できるよう精進していく所存です。
最後になりますが、本部会賞の選考に携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。

4

(3) 平成 30 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
原子力基礎工学研究センター 髙木聖也
このたびは、「安全性・経済性向上を目指した MA 核変換用窒化物燃料サイクルに関する研究開発（４）燃料模擬物の粉砕条件と焼結密度の相関」と題した講演につきまして学会講演賞にご選出頂き、誠にありがとうございます。本研究は文部科学省

原子力システム研究開発事業（件名は本講演の主題）の成果の一部であり、本研究を遂行するにあたって、ご指導頂きました研究代表者の高野公秀
氏をはじめ、原子力機構関係者の皆様に感謝

表彰式での寺井部会長との記念撮影

申し上げます。

（日本原子力学会 2019 年春の年会にて）

本研究は、MA 核変換技術の実現に向けた取り組みであり、高速炉への部分装荷あるいは加速器駆動システム（ADS）未臨界炉心への装荷など、柔軟な特徴を持つ窒化物燃料の焼結密度制御技術開発を目的としています。窒化物は酸化物燃料に比べて難焼結性で結晶粒が成長し難い一方、核分裂性ガス放出抑制や燃焼中のスエリング対策
といった観点から、緻密な組織を有しつつ気孔形成剤（ポアフォーマ）添加により焼結密度を理論密度に対して 85 %程度に制御することが燃料設計上の課題となっています。今回の発表は、MA や Pu の模擬として希土類 Dy の窒化物を不活性母材であるZrN で希釈した（Dy,Zr）N 固溶体を用い、緻密な組織を得るための固溶体粉末の粉砕
条件と焼結密度の相関について評価したものです。この相関データをもって、平成 30
年度にはポアフォーマ添加試験による密度制御技術開発試験を行い、窒化物燃料に適したポアフォーマ材質の選定と、目標通りの相対密度を有する模擬窒化物焼結体作成を可能としました。
現在、私の研究テーマとなっている窒化物燃料には、実用化に向けた課題が数多く残されており、やりがいを持って研究に取り組めています。今後、上記のような模擬
窒化物燃料を用いたパラメトリックな試験を継続しつつ、MA や Pu を用いた実証試験を開始できるよう精力的に研究を続けていきたいと考えています。

5

Ⅲ．国際学会紹介
IAEA「燃料の性能と技術に関するワーキンググループ」（TWGFPT）
2019 年全体会合出席報告
電力中央研究所 尾形孝成
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、核燃料工学の分野における世界的なネットワークを活用して 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。対象範囲は核燃料の性能、技術の現状と動向であり、炉心材料の研究開発、燃料設計、製造と利用、冷却材の化学、燃料挙動解析、品質保証等を含む。IAEA-TWGFPT の委員は原則として一ヵ国に一名で、会合は毎年 1 回 4 月下旬に開催される。近年では、全体会合（plenary meeting）と中間会合（intermediate meeting）の交互開催が通例となっている。
2019 年は全体会合の年にあたり、4 月 9～11 日にウィーンの IAEA 本部で開催された。参加者は、各加盟国の代表 18 名、OECD/NEA から 1 名、オブザーバ 5 名（Framatome、イラン、ロシア 2 名、スロバキア）、IAEA 事務局 3 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 原子力局の燃料サイクル･廃棄物技術部 NEFW の Xerri
部長と同部燃料サイクル･材料課 NFCMS の Hill 課長から開会の挨拶の後、出席者の自己紹介を行った。
以下に会合の概要を報告する。
1. TWGFTP 活動範囲の概要と新規課題（C. Hill：IAEA, NFCM Section Head）
6 年毎に定める Mid Term Strategy（現行は 2018～2023 年）の Nuclear Power Reactor Fuelのサブプログラムの中に燃料サイクル施設を付加することとし、TWGFPT の活動範囲に加えることとした。現在の TWGFPT の委員の任期は 2019 年までであるが、次の 2020～2023 年の任期の委員の選定においては燃料サイクル施設も含められていることに留意すべきである。なお、この燃料サイクル施設には燃料サイクル全てが関わるわけではなく、ウラン採鉱、濃縮等は含まず、使用済燃料の貯蔵などが含まれる。
2. OECD/NEA の燃料関連の活動状況（I. Hill： NEA, Deputy Head of Nuclear Science Div.）OECD/NEA の Nuclear Science Committee (NSC)の下での核燃料関連の活動として、
WPRS/EGRFP、WPFC/EGIF、EGMPEBV、WPMM/M2F、EGATFL、TAF-ID、TCOFF の概要が紹介された。WPRS/EGRFP では PCMI のベンチマーク解析、WPFC/EGIF では MA
含有燃料のベンチマーク解析と高速炉燃料の物性値のレビュー、EGMPEBV では炉物理／熱水力／燃料挙動を合体させた PCMI 解析、WPMM/M2F では FP ガス放出機構の理解の現状のレビューを進めている。事故耐性燃料に関する EGATFL は報告書をまとめて2018 年に終了したが、次フェーズの EGATFL-II を計画中である。TAF-ID ではコリウムも含む核燃料関連の熱力学データベースを整備中である。TCOFF では 1F の燃料デブリ

6および FP の熱力学に関する研究成果の共有を進めている。これらの他、燃料照射試験データベース IFPE の整備も進めている。さらに、NEA が提案している燃料材料照射試験のための多国間の枠組についても紹介された。
3. REMIX 燃料技術の進展と応用（A. Bychkov：ロシア ROSATOM）
使用済燃料から U と Pu を分離せずに再処理で回収し、濃縮ウランを添加して軽水炉（VVER）に再装荷する REMIX 燃料の考え方が紹介された。U と Pu の多重リサイクルが可能となり、ウラン資源の節約に効果があるとしている。
4. 使用済燃料の貯蔵時の挙動（A. Gonzalez-Espartero：IAEA）
TWGFPT の活動範囲として今後燃料サイクルも入ってくるため、使用済燃料貯蔵の現状と被覆管の劣化機構の説明があった。
5. カナダの状況（J. Armstrong：カナダ CNL）
カナダの現状として、原子力発電所の状況、研究の状況、SMR、地層処分について説明。
6. 日本における核燃料研究開発（尾形：電中研）
日本における核燃料関連の政府機関・会社・研究機関・大学等を紹介し、研究機関と大学における核燃料関連研究の概要、および原子力委員会の要望を受けて立ち上げた燃料プラットフォームについて説明した。議長から「このような技術的な説明が TWGFPT
会合に好ましい」とのコメントがあった。なお、説明資料は、核燃料部会運営小委員会の方々をはじめ各機関の核燃料関係者の協力を頂いて、公開済の内容で作成した。説明資料を添付する。
7. IAEA 研究協力プロジェクト ACTOF の成果（M. Veshchunov：IAEA, NFCM）
事 故 耐 性 燃 料 に 関 す る 研 究 協 力 プ ロ ジ ェ ク ト ACTOF （ Analysis of Options andExperimental Examination of Fuels with Increased Accident Tolerance）の成果について、議長の Pen Xu（WH）の代理で IAEA 事務局が説明した。ACTOF には 13 カ国 17 機関が参加
し、コーテッドジルカロイや FeCrAl 等についてラウンドロビンテストや QUENCH19（FeCrAl）の解析を含むベンチマーク解析を実施した。現在 TECDOC を準備中である。
フェーズ２と して新しい研究 協力プロジェ クト ATF-TS（ Testing and Simulation ofAdvanced Technology Fuels）（2020-2023）を計画している。
8. 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。2017 年の会議では、許認可に課題があるものの 24 か月運転サイクル／>5％
EU／>60 GWd/t による経済性向上は可能、輸送や貯蔵における課題に注意を払うべきなどの提言をまとめた。次回は 2019 年 9 月にブルガリアで開催される。
9. 加圧型重水炉 PHWR の燃料に関する事前会合（J. Armstrong：カナダ CNL）
本会合に先立って開かれた加圧型重水炉 PHWR に関する会合の報告があった。現在、

7

PHWR を保有する国は、カナダ（19 基）、アルゼンチン（3 基）、ルーマニア（2 基）、韓国（4 基）、中国（2 基）、インド（18 基）、パキスタン（1 基）である。
10. NUMAT2018 と TopFuel2018 の概要（J. Bertsh：スイス PSI）
IAEA が共催した国際会議の概要は本会合で紹介するべきであるとの 2018 年 TWGFPT
会合での意見を受けて、PSI の Bertsh 氏が NUMAT2018 と TopFuel2018 の概要を紹介した。NUMAT では、燃料関係の発表が 50％を下回り、構造材や照射損傷に関する発表の方が多く、全体の 1/3 がモデリングを含むものであった。TopFuel では IAEA の研究協力
プロジェクト CRP のひとつである FUMAC のセッションがあった。
11. IAEA 共催国際会議および IAEA 技術会合の概要（K. Sim：IAEA, NFCM）
上記の NUMAT と TopFuel の他、2018 年の IAEA 共催国際会議としては HOTLAB2018（ヘルシンキ）、International Conference on Characterization and Quality Control of Nuclear
Fuels（インド・ハイデラバード）、第 24 回 QUENCH ワークショップ（カールスルーエ）が開催された。
IAEA 主催の技術会合（Technical Meeting）としては、Technical Meeting on Light Water
Reactor Fuel Enrichment beyond the 5% Limit: Perspectives and Challenges が ROSATOM の燃料会社 TVEL がホストとなって 2018 年 8 月にモスクワで開催された。TECDOC を作成するための諮問会議を 5 月に開催する。7～8％EU は炉心設計の観点からは実現可能だ
が、燃料サイクル施設や使用済燃料管理に対する規制上の要件から制限されるであろうとの結論であった。2019 年 10 月に PCI と SCC に関する技術会合がフランスで開催される予定で、JHR 建設現場や PIE 施設の見学も計画されている。
12. 新規の IAEA 研究協力プロジェクト（M. Veshchunov：IAEA, NFCM）
２件の新規研究協力プロジェクトを計画中である。ひとつは高速炉用燃材料 Fuel
Materials for Fast Reactors（2019-2022）で、高速炉燃料照射データの共有とベンチマーク
解析を実施するものである。OECD/NEA の IFPE データベースの拡充にも活用される。
IGCAR、CEA、EC-JRC-KA、KAERI、CRIEPI、JAEA、INM、ANL、INL が参加予定で、各機関と IAEA の合意文書への署名を進めているところである。もうひとつは先進燃料の試験とシミュレーション Testing and Simulation of Advanced Technology Fuels（ATF-TS）（2020-2023）
で、ACTOF と FUMAC の参加者らによって提案が検討されている。
Advanced
Technology Fuels は実質的にはコーッテッドジルカロイ、FeCrAl、SiC/SiC 複合材等の事
故耐性燃料を指す。これら ATF 用被覆材のバースト試験、高温酸化試験、QUENCH-19の解析、解析コードの検証などが実施される見通しで、プロジェクト提案書の立案のための諮問会議が 2019 年下半期に開かれる予定である。
13. 事務局からの報告（M. Veshchunov：IAEA, NFCM）
研究協力プロジェクト（Coordinated Research Project: CRP）、諮問会議（Consultancy
Meeting: CM）、技術会合（Technical Meeting: TM）、発刊（Publication）および共催会議（In-cooperation Meeting）の開催状況と予定について以下のとおり報告された。

8

CRPs：
・FUel Modelling in Accident Conditions (FUMAC)（2014～2018）：TECDOC 発行手続中
・Analysis of Options and Experimental Examination of Fuels with Increased Accident Tolerance(ACTOF)（2015～2018）：TECDOC 準備中・Reliability of High Power, Extended Burnup and Advanced PHWR Fuels（2013～2018）：
IAEA-TECDOC-1865 を 2019 年 3 月に公刊済・Accelerator Simulation and Theoretical Modelling of Radiation Effects (SMoRE-2)（2016～2019）
・Fuel Materials for Fast Reactors：契約手続中、8 月～10 月に第 1 回 RCM 予定
・Testing and Simulation of Advanced Technology Fuels (ATF-TS) (2020-2023)：計画中、第 1
回 CM を 2019 年後半に計画中
CMs and TMs（2019 年）：
・in Vienna;
・CM to Develop the Draft Technical Report (TECDOC) on LWR Fuel Enrichment beyond the
5% Enrichment Limit: Perspectives and Challenges, to be held on 20-23 May 2019 in Vienna;・CM on Technical Challenges and Advances in Fuel Fabrication for Water Reactors, to be heldon 17-19 June 2019 in Vienna;
・CM to develop a CRP proposal on ATF-TS is planned to be held in Q3-4, 2019.
・TM on Progress on PCI/SCC experiments, modelling and application methodologies to support
flexible operation in NPPs, to be held on 8-11 October 2019, Aix-en-Provence, France;
・TM on the Control and Monitoring of Coolant Chemistry and Related Issues on Fuel Reliability
in PHWRs, to be held on 25-28 November 2019, Toronto, Canada;・TM on Ageing Issues of Nuclear Fuel Cycle Facilities, November 26-December 1, 2019, in
Vienna (joint event with NSNI);・TM on Modelling of Fuel Behaviour in Design Basis Accidents and Design Extension Conditions,
to be held on May 13-16, 2019 in Shenzhen, China (CNPRI).
Publications：・NE Series Report: Review of Fuel Failures in Water-Cooled Power Reactors in 2006-2015.：公刊準備中
・TECDOC series: FUEL MODELLING IN ACCIDENT CONDITIONS (FUMAC). Final Reportof a Coordinated Research Project CRP T12028 (2014–2018)：公刊準備中
・TECDOC series: Nuclear Fuel Cycle Simulation System: Improvements and Applications,
IAEA-TECDOC-1864：公刊済•TECDOC series: Reliability of Advanced High Power, Extended Burnup Pressurized Heavy
Water Reactor Fuels, IAEA-TECDOC-1865.：公刊済

9

In-cooperation Meeting（2019 年予定）：
・2019 Accident Tolerant Fuel International Topical Meeting (Shenzhen, China) May 16-17.
・NEA Workshop on Structural Materials for Innovative Nuclear Systems (SMINS) (Kyoto, Japan)
July 8-11.
・International Conference on CANDU Fuel (Mississauga, Canada) July 21-24.
・HotLab-2019（Chennai, India）Sept. 8-12.
・ 13th International Conference on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental
Support（Nessebar, Bulgaria）Sept. 16-20.
・25th International QUENCH Workshop（Karlsruhe, Germany）October 22-24.
14. 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、燃料破損事例などまとめた国別レポートを毎年の会合の前に提出することが各国の代表委員に義務付けられている。この国
別レポートのあり方について、昨年の会合に引き続いて議論となり、現行の国別レポートのスタイルは大きく見直されることになった。
15. 2020－2021 年の計画に関する議論（M. Veshchunov：IAEA）
本会合の 2020－2021 年の活動範囲に燃料サイクルも含められることについて、その具体的な内容を明確にするように委員から要望が出され、2020 年の会合で事務局から説明をすることになった。
16. 次回の予定など
次回は中間会合で、2020 年 3 月 18～19 日にウィーンで開催される。
以上

10

11

12

13

14

15

16

17

Ⅳ．核燃料関係国際会議予定一覧
No.

期間

会議名、開催場所 等

1

2-5
June
2019
9-13
June
2019
8-12
Sep.
2019
16-19
Sep.
2019

5th Asian Zirconium Workshop

22-26
Sep.
2019
28-29
Oct.
2019
17-21
Nov.
2019
15-19
March
2020

Global/Top Fuel 2019

2

3

4

5

6

7

8

9

10

7-11
June
2020
2-6
Aug.
2020

Chengdu, Sichuan, China
2019 ANS Annual Meeting
Minneapolis, MN, USA
HotLab 2019（2019 年 6 月～）
ホームページ、問合共催
せ先 等
http://www.asianzr2019.cn
http://ansannual.org/
http://www.hotlab20
19.in/

Tamil Nadu, India
E-MRS 2019 Fall Meeting
Warsaw, Poland

Seattle, WA, USA
Fuel Safety Research Meeting2019 (FSRM 2019)
Mito（水戸）, Japan
2019 ANS Winter Meeting andNuclear Technology Expo
Washington DC, USA
2020 International Congress on
Advances in Nuclear Power
Plants (ICAPP 2020)
Abu Dhabi, UAE
2020 ANS Annual Meetinghttps://www.europea
nmrs.com/meetings/20
19-fall-meeting
http://globaltopfue
l.ans.org/
fsrm2019@jaea.go.jp

http://answinter.org/https://www.icapp20
20.org/Phoenix, AZ, USA
28th International Conferenceon
NuclearEngineering(ICONE28)
Anaheim, CA, USA◎：学会共催、

18◎○：部会共催Ⅴ．国際交流ニュース
OECD Halden Reactor Project 滞在記
三菱原子燃料 岡本圭太
私は、昨年10月にOECD Halden Reactor Project（以下、HRP）にセコンディー（出向社員）として着任しました。HRPは現在19カ国が参加する国際プロジェクトで、私のようにセコン
ディーを加盟機関から受け入れており、日本からもこれまで多くのセコンディーがハルデンに駐在してきました。しかし、私が着任する前の6月末、ハルデン炉を廃炉にすることが決まったため、ハルデン炉での照射試験に全く立ち会えないという過去のセコンディー達とは異なる状況にありますが、それでもなお魅力的であるHRPの滞在経験について少し述べたいと思います。
ハルデン炉は、ノルウェーの南東、スウェーデンとの国境の町ハルデンに所在する研究炉です。ハルデン炉自体は沸騰型重水炉ですが、冷却材ループによってPWRやBWR等の環境を模擬できることや、LOCA試験、負荷追従試験、ランプ試験など高度な試験が実施できること、更には、燃料要素に熱電対や変位計を直接取り付けて常時計測可能であることなどが特徴として挙げられます。ハルデン炉は1959年に初の臨界を達成して以来、挑戦的な試験に取り組み多くの成果を上げてきました。現在、私は被覆管クリープ試験とペレットステップ
ランプ試験を主に担当していますが、冒頭の通りハルデン炉での照射試験はできないものの、これまでに蓄積された豊富なデータの整理や照射後試験の計画・評価などやるべきことは多く、苦労もありますが充実した日々を送っています。また、HRPでは今後、ホットセルやハルデン炉のループを活用した試験、また、ハルデン炉以外の研究炉を使用した照射試験などを計画しています。特に、代替炉での照射試験
は、これまでのハルデン炉のような成果が出せ
るかといったことを含めとても関心の高いトピックですが、それらの試験の計画においては、
私が持つ燃料集合体や商用炉に関する知識が役に立っており、ハルデンにセコンディーが駐在
HRPのロゴをバックに撮影することのメリットを感じています。

そういった業務を通してHRPの方々と交流することは非常に刺激的であり、ハルデン駐在の一番の魅力です。私にとって今回が初めての海外長期滞在経験、しかも家族を連れてということで、引っ越してきた当初は不安でいっぱいでしたが、HRPの方々は非常に友好的です
ぐ職場に馴染むことができ、また、スタッフの方々がしっかりサポートしてくださりプライ
ベートのことも親身に相談に乗ってくれるため、不安はすぐに解消されました。日本とHRPの友好関係を窺い知ることができるエピソードとして、昨年11月、ハルデン炉を所有する

19

IFE（Institute for Energy Technology）の創立70周年記念パーティーに幸運にも参加することができたのですが、式辞の中で日本に対する感謝の言葉がありました（ノルウェー語だった
ので初めは分からなかったのですが、隣に座っていた方が日本に2回お礼を言っていたと教
えてくださいました）。遠い地で日本を高く評価してくださる人がいるということに誇らしい気持ちを持つと同時に、私がこうしてすぐ職場に馴染めて居心地よく仕事ができているのも、諸先輩方が築き上げてきた信頼関係と実績の基に成り立っていることを感じ、感謝の念に堪えません。

そして、やはり皆川氏は日本とHRPの関係を語る上で欠かすことはできません。HRPの試験技術部長を務められ、引退された後もノルウェーで暮らしておられます。我々セコンディーを気にかけてくださり、とても心強い存在です。

また、こうした交流は仕事中に限りません。特に、私と同じ境遇のセコンディー達と親しくなるのは自然な流れで、休日に一緒に観光に行ったりホームパーティーを開いたりして交流を深めています。しかし、各国からのセコンディー派遣も年々減ってきているようで、現在は私以外のセコンディーは、フランスとフィンランドからそれぞれ一人ずつ来ているのみです。フィンランドから来ている
セコンディーは2回目のハルデン駐在だそう
で、10人以上のセコンディーがいた1回目の頃（20年以上前）と比べると寂しくなったと言っています。確かに過去のセコンディー達

手巻き寿司パーティーをした時の様子が残した写真を見ると、大人数でワイワイ楽しんでいる様子も見られます。各HRP参加機関のセコンディー派遣に対する考えが変わってきているのかもしれませんが、各国の原子力事業関係者が長期間に亘って友好関係を深める場というのはとても貴重ですし、せっかく深めてきた関係ですから、今後も継続していけることを望むばかりです。
さて、今回の駐在に関して一番心配していたことはやはり家族のことであり、特に娘は1歳になったばかりということで環境の大きな変化に対応できるか心配でした。しかし、こち

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らの方々はノルウェー語が喋れない
我々にも非常に寛容で、近所の児童支
援センターでは先生方や他の親御さんたちが妻・娘共にとても優しく接してくれているそうで、私が家にいない
日中もノルウェーでの生活を楽しん
でおり安心しています。次に心配していたのは食事面です。日本との食材の違いに対する戸惑いは未だにありますが、幸い、昨今の日本食ブームのお母娘で読み聞かせ会に参加

かげか（ここハルデンにも寿司レスト

ランが数軒あります）、普通のスーパーでも日本で慣れ親しんだものがそこそこ手に入りま
すし、少し遠出すれば日本を含むアジア食材の専門店もあるので（冷凍ですが納豆も手に入ります）、あれこれ工夫して料理に挑戦し、家族にふるまうのが私の週末の趣味となりました。しかし、予想以上に辛かったのは冬の気候です。雪と寒さは覚悟していたのでそれほど心配していなかったのですが、日が昇っている時間が短いことに加えて毎日どんよりした
天気で青空が見える日は滅多にないというのは大変鬱屈とさせられました。
そんな気分も吹き飛ぶぐらい素晴らしいのはなんといってもノルウェーの自然です。街を少し離れるだけで雄大な自然と触れ合えるのは、日本とほぼ同じ面積で人口はわずか500
万人のノルウェーならではでしょう。ノルウェーではこの自然を活かしたスポーツが盛ん
で、スキーはもちろんのこと、オリエンテーリングも世界大会の上位常連となっています。
私も11月にナイトオリエンテーリングというものに参加させてもらいました。その名の通り夜に山の中で行われたのですが、参加する前はなぜわざわざ夜にやるのか疑問だったものの、静寂の中で感覚が研ぎ澄まされる感じや、焚火で暖を取ったり最後にサウナを楽しんだりといった経験はとても印象的で、ノルウェー人はいろいろな自然の楽
しみ方を知っているなぁと感心しました。
そして、ノルウェーの自然の代表と言えばやはりフィヨルドです。特に夏の時期のフィヨルドは素晴らしいということで、家族でハイキングに行く計画を立てています。

ナイトオリエンテーリングにて焚火で暖3月も過ぎるとあれほど毎日どんよりしてを取る様子いたのが嘘だったかのように天気の良い日

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が続くようになりました。日が沈むのも遅くなり、もはやこれまでとは別の世界に住んでいるような感覚です。きっとこうした中で体験するフィヨルドのハイキングはとても素晴らしいものになるでしょう。
このように充実したハルデンでの生活も残り半年を切っています。今は、5月末に開催される拡大ハルデン会議の準備で精一杯ですが、残された時間で少しでも多くのものを吸収して日本に帰れるように頑張りたいと思います。

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Ⅵ．夏期セミナー紹介
2019 年度

第 31 回「核燃料部会

夏期セミナー」の開催案内

夏期セミナー幹事：北海道大学、日本原子力研究開発機構
恒例の核燃料夏期セミナーにつきましては、今年度は、宮城県松島町にて実施
いたします。PWR/BWR 燃料の基礎や燃料安全研究、原子力発電所における最近の取組みなどを学べるとともに、参加者の交流を深める貴重な機会です。学会並びに部会の皆様、奮ってご参加ください。
セミナーの概要を以下にご案内いたします。
◆

開催日
2019 年 7 月 10 日（水）～12 日（金）2019 年 7 月 9 日（火）受付（15 時～19 時）
2019 年 7 月 10 日（水）～11 日（木） 講演
2019 年 7 月 12 日（金）見学会◆

セミナープログラム：別紙 1 をご参照◆

ポスターセッション
若手技術者及び学生の発表を募集します。優秀な発表には表彰がありますので、奮ってご応募ください。発表要綱は申込みの方に別途連絡します。なお、
ポスターセッションに参加された学生の方には、旅費の一部を補助する予定で
す。

◆

開催場所
松島町 パレス松洲（https://www.palace-matsushima.jp/）住所）〒981-0215 宮城県松島町高城字浜 38
電話）022-354-2106
アクセス）別紙 2、3 をご参照◆

見学会
東北電力株式会社 女川原子力発電所
定員）30 名、参加費）1,500 円（税込）
行程）8 時 15 分にホテルを出発し 13 時頃に松島駅解散予定（13 時 33 分松島駅発の電車（仙台駅方面）に乗車可能）内容）PR センター及び発電所構内の施設を見学いたします。新規制基準適用
23

後の再稼働に向けて発電所で行われている対策等を実際に見学することができます。
◆◆

セミナー参加費部会員：20,000 円（不課税）
非会員：30,000 円（税込）

正会員：25,000 円（不課税）
学生会員・学生非会員：無料

宿泊費・懇親会費・昼食代
1 泊（2 食付き） ：11,800 円（税込）
懇親会：02,300 円（税込）＊）
昼食代：01,000 円（税込）*）宿泊無しで懇親会のみの参加の場合には、夕食代も含め 7,800 円（税込）となります。

一部屋当たりの最大収容人数は 5～7 名となります。部屋割りは原則事務局
にて決めさせていただきますので、予めご了承ください。
宿泊費には朝食及び夕食が付きますが、昼食は含まれませんので、必要な方は申込書にて注文願います。また、懇親会は 7 月 10 日（水）の夕食を兼ねま
す。
◆

申込み方法
申込書を核燃料部会のホームページ（下記）よりダウンロードし、電子メー
ルにて下記事務局までご送付ください。申込締め切りは、6 月 14 日（金）とさせて頂きます。
http://www.aesj.or.jp/~fuel/Activities/summerschool.html◆

お支払いについて参加費、宿泊費、懇親会費、昼食代、見学会参加費は事前にお振込みください。支払い方法は申込みの方に別途ご連絡します。

◆

お問い合わせ先
日本原子力学会 核燃料部会夏期セミナー事務局
日本原子力研究開発機構 安全研究センター 担当：天谷、垣内、岡田
電話番号：029-282-6925、メール：fuel-seminar-2019@jaea.go.jp

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別紙1
2019 年度第 31 回核燃料部会夏期セミナープログラム＊
日時

演目

講演者

2019 年 7 月 9 日(火)15:00～19:00 【受付】2019 年 7 月 10 日(水)09:00～09:10
09:10～09:15

開会の挨拶
諸連絡
【燃料の基礎】
09:15～10:00
PWR 燃料設計について
10:00～10:45
BWR 燃料設計について
10:45～11:00
11:00～11:40
11:40～13:00

部会長

片山様 (NFI)
武田様 (NFI)
休憩【ロードマップ検討 WG 報告】
軽水炉燃料等の安全高度化ロードマップ検討 WG 報告
写真撮影、昼食、運営小委員会

阿部様 (WG 主査)【燃料安全研究】
燃料安全研究に関する講演【未定】(JAEA)
数値流体力学と材料科学的モデルに基づく燃料溶融過程解析コードの 吉田様 (JAEA)
開発
14:20～15:00
燃料安全評価について【未定】(MHI)
13:00～13:40
13:40～14:20

15:00～15:10

休憩【原子力学会賞受賞講演 奨励賞】
15:10～15:40
炉心溶融物及び燃料デブリの物性評価

大石様 (大阪大学)【核燃料部会賞受賞講演（１）奨励賞】
15:40～16:10
ジルカロイ‐4 被覆管の冷却材喪失事故時急冷破断限界に関する不確
かさ定量化及び低減手法の開発
成川様 (JAEA)
16:10～18:00
ポスターセッション（準備含む）
19:00～21:00
懇親会
2019 年 7 月 11 日(木)【原子力発電所における最近の取組み】
09:00～09:40
女川原子力発電所における新規制対応等について
09:40～10:20
PWR 再稼働に係る対応等について
10:20～10:30
休憩
10:30～11:10
使用済燃料の中間貯蔵について
11:10～11:50
福島第一原子力発電所の取組みについて
11:50～12:00 【部会賞（講演賞） 表彰式】
12:00～13:30
昼食
13:30～14:10
14:10～14:50
14:50～15:30
15:30～15:40【海外研究炉での照射試験に関する講演】
海外研究炉での燃料照射試験に関する講演（1）
LWR fuel research in SCK・CEN’s BR2 reactor
海外研究炉での燃料照射試験に関する講演（3）
休憩【未定】(東北電力)【未定】(関西電力)【未定】(日本原電)
山内様 (東京電力)

Dr. Miklos (CvR)
Dr. Bosch (SCK･CEN)
Dr. Wachs (INL)【核燃料部会賞受賞講演（２）講演賞】
Multi-physics モデリングによる Ex-Vessel 溶融物挙動理解の深化
近藤様 (大阪大学)-ガス浮遊法を用いた酸化物溶融物の物性評価16:00～16:20
安全性・経済性向上を目指した MA 核変換用窒化物核燃料サイクルに 高木様 (JAEA)
関する研究開発 -燃料模擬物質の粉砕条件と焼結密度の相関16:20～16:40
軽水炉シビアアクシデント時に構造材へ化学吸着したセシウム化合物 鈴木様 (JAEA)の微細分布評価
16:40～16:50
諸連絡
15:40～16:00

16:50～17:00

閉会の挨拶

副部会長

2019 年 7 月 12 日(金)【見学会】
8:30～13:00 女川原子力発電所（8:15 頃：ホテル出発、13:00 頃：松島駅解散）＊講演者及び講演内容、題目、時間等は調整中のため変更になる場合があります。

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別紙 2
〇概略地図

参考：https://www.palace-matsushima.jp/about/access/〇公共交通機関利用の場合のアクセス
東京駅― 東北新幹線約 2 時間 ― 仙台

仙台駅

― 仙 石 線 38 分 ― 松 島 海 岸 駅― 徒 歩 3 0 分 ― パレス 松洲
仙台駅― 仙 石 線 42 分 ― 高 城 町 駅― 徒 歩 1 5 分 ― パレス松 洲

仙台駅― 仙 石 東 北 ライン 30 分 ― 高 城 町 駅― 徒 歩 1 5 分 ― パレ

ス松 洲
仙台駅

― 東 北 本 線 23 分 ― 松 島 駅― 徒 歩 1 0 分 ― パレス松 洲

参考：https://www.palace-matsushima.jp/about/access/・東北新幹線（東京⇔仙台）、仙石線及び東北本線の時刻表/料金につきましては、JR 東日本ホームページ（https://www.jreast.co.jp/）にてご確認ください。

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別紙 3
◆【ご参考】移動ルート例（2019 年 5 月 17 日現在）
＊必ず最新の時刻表をご確認願います＊〇東京方面→ホテル（7/9（火）18 時頃ホテル着）
15:20 発↓16:52 着
17:15 発↓17:39 着東京駅
JR 新幹線はやぶさ 27 号・新函館北斗行
仙台駅
仙台駅
JR 仙石東北ライン快速・石巻行
高城町駅注)経路・時間帯によっては、仙台駅での乗換え時に 30 分以上の待ち時間が発生いたします。

〇ホテル→東京方面（7/11（木）17 時頃ホテル発）
17:32 発↓17:59 着
18:21 発↓19:56 着

松島駅
JR 東北本線・仙台行
仙台駅
仙台駅
JR 新幹線はやぶさ 112 号・東京行
東京駅注)経路・時間帯によっては、仙台駅での乗換え時に 30 分以上の待ち時間が発生いたします。

〇松島駅→東京方面（7/12（金）松島駅 13 時頃解散）
13:33
発
↓
13:59
着
14:30
発
↓
16:04
着

松島駅
JR 東北本線・仙台行
仙台駅
仙台駅
JR 新幹線はやぶさ 20 号・東京行
東京駅注)経路・時間帯によっては、仙台駅での乗換え時に 30 分以上の待ち時間が発生いたします。

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Ⅶ．部会規約(1)
核燃料部会の旅費・謝金・参加費要領
制定：平成 16 年 7 月 15 日
平成 22 年 9 月 15 日、第 35 回総会にて改定承認
平成 31 年 3 月 22 日、核燃料部会全体会議にて改定承認

１．はじめに本要領は、日本原子力学会（以下「当学会」という）の核燃料部会（以下「当部会」という）における旅費、謝金および参加費の扱いについて定めるものである。
２．旅費
以下の者には、必要に応じて、旅費・宿泊費に関して案件毎に当部会長の承認を得、原則として当学会の「旅費・謝金規約」（海外出張の場合は「海外旅費等に関する規
約」）の規定額を上限として支給する。
当部会主催の研究会・セミナー等の国内外の依頼講演者（以下「依頼講演者」という）
国際会議等に当部会の要請または推薦を受け出席する者（以下「国際会議等出席者」という）
当部会関係の会議等への出席者
当学会の上記規約に準じ、企業、特殊法人、大学等にあって旅費・宿泊費を別途工面できる場合は除くものとする。
３．謝金
依頼講演者には謝金を、原則として当学会の「旅費・謝金規約」の規定額を上限として、当部会長の承認を得て支払うこととする。同規約に定めのある場合を除き、当学会員には謝金は支給しない。
４．参加費
当部会主催の研究会・セミナー等の依頼講演者の参加費について以下のように定める。
（1）依頼講演者が当部会員でない場合は、参加費はいただかないものとする。
（2）基調講演または特別講演の依頼講演者には、当部会長の承認を得て、参加費はいただかないことにする。
国際会議等出席者の会議への参加費の支給については当学会の「海外旅費等に関する規約」の規定額を上限として支給することができる。

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５．その他（1）当部会が他の部会と共催で研究会・セミナーを開催する場合の旅費・宿泊費、謝金および参加費の取扱は、他の部会と協議のうえ、原則として当学会の「旅費・謝金規約」に準じて定めることにし、案件毎に当部会長の承認を得たうえで、必要に応じて当学会総務理事の承認を得るものとする。
（2）当部会主催の夏期セミナーに参加の学生がポスターセッションを申し込みした場
合には、学生の活性化のため、当部会長の承認のもと、当学会の「旅費・謝金規約」のセミナー等への参加者に対する補助の規定額を上限とし、旅費・宿泊費を当部会が補助する。
（3）その他、旅費・謝金に関する事案において、当学会の「旅費・謝金規約」（海外
旅費等の場合は「海外旅費等に関する規約」）に必ずしも従わない案件が生じた場合の特例については、当部会長の承認を得たうえで、当学会総務理事の承認を得るものとする。
６．変更（1）この要領の変更は、当部会の運営小委員会での審議を経た後、当部会の全体会議での承認を要する。

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(2)

令和元年 5 月 21 日
核燃料部会運営小委員会改定
核燃料部会

部会賞実施要領

１．目的
本要領は，核燃料部会部会賞（以下，部会賞という）の贈呈にあたり，核燃料部会部
会賞表彰細則（1002-03-02）（以下，細則という）の詳細を定めることを目的とする。
２．賞の種類
1) 部会賞の種類は，当面の間，核燃料部会奨励賞（以下，奨励賞という）と核燃料部
会学会講演賞（以下，講演賞という）とし，必要に応じて適宜改定する。
2) 細則第 3 条に基づき，原則として毎年 1 回授与する。ただし，相応しい成果や貢献がない場合は，部会賞は授与しないものとする。
３．奨励賞と講演賞
1) 奨励賞は，原子力平和利用を目的とした核燃料工学に関する学術および技術上の優秀な成果を対象とし，これをなした核燃料部会員に授与する。
2) 奨励賞は，将来の活躍が期待される若手研究者（当該年度の４月１日現在において42 歳以下とする）により核燃料工学に関する国際会議論文集や学術誌，技術誌に掲載された成果を対象とする。
3) 奨励賞の授与は選考評価委員による評価が所定のレベル以上であったものとする。
4) 講演賞は，原子力平和利用を目的とした核燃料工学に関する学術および技術上の学会における優秀な口頭発表（登壇者）を対象とし，これをなした核燃料部会員に授与する。
5) 講演賞は，将来の活躍が期待される若手研究者（当該年度の４月１日現在において35 歳以下とする）による，核燃料工学に関して前年度の原子力学会の「春の年会」，
当該年度の「秋の大会」での口頭発表を対象とする。
6) 講演賞の授与は前年度の「春の年会」および当該年度の「秋の大会」を対象とする。
４．本賞と副賞奨励賞の受賞者には表彰楯を，講演賞の受賞者には表彰メダルを贈呈する。
５．部会賞選考小委員会
1) 細則第 4 条 2 項の規定に基づき，運営小委員会のもとに部会賞選考小委員会（以下，選考小委員会という）を置く。
2) 選考小委員会は，部会賞受賞候補者を選考し，運営小委員会に提案することを任務とする。
3) 選考小委員会は，委員長，副委員長，委員および幹事（以下，委員等という）をもって組織する。
4) 委員等は，原則として核燃料部会の運営小委員または企画小委員より選任するが，必要に応じ学識経験者を追加することができる。ただし，受賞候補者及び推薦者は委員等になることはできない。

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5)
6)

委員長は副部会長の中から選任する。委員等の委嘱は部会長がおこなう。
委員長は必要に応じて選考小委員会を開催して会務を総括し，幹事は委員長を補佐して会務を整理する。委員長に事故ある時は，副委員長がその職務を代理する。

６．募集方法
1) 選考小委員会は，核燃料部会ホームページ，核燃料部会電子メールにより奨励賞及び講演賞を公告して，部会員に周知する。また，核燃料部会員に奨励賞受賞候補者の推薦、ならびに講演賞受賞候補者の事前登録を求める。
2) 部会長は，奨励賞受賞候補者を推薦することができる｡
3) 講演賞については，登壇者もしくは共同発表者による事前登録制とする。
７．奨励賞推薦方法及び講演賞事前登録方法
1) 核燃料部会員は，奨励賞受賞候補者を推薦する場合，対象とする成果もしくは貢献の内容，推薦理由等を記載した推薦書 1 通および関連する参考資料を添えて幹事へ送付する。
2) 核燃料部会員は，講演賞受賞候補者を事前登録する場合，対象とする原子力学会の春の年会、あるいは秋の大会における核燃料工学に関する発表について、口頭発
表者名、口頭発表者の発表時点での年齢、分類項目、発表タイトル等を、対象年会
あるいは大会の事前に幹事へ送付する。
８．選考方法
1) 選考小委員会は推薦のあった奨励賞受賞候補者について、提出された推薦書および関連する参考資料に基づいて奨励賞の選考をおこなう。
2) 選考小委員会は事前登録のあった講演賞受賞候補者について、核燃料部会運営小委員会が適当と認めた学会出席の運営小委員または核燃料部会員からなる評価者の評価結果に基づいて講演賞の選考を行う。
3) 選考小委員会は，選考結果を踏まえて評価書を作成し，選考小委員会を開催して内容を審議した上で，運営小委員会に提出する。
4) 運営小委員会は，選考小委員会の報告を審議して，受賞者を決定する。
９．その他
この要領に定めるもののほか，選考小委員会の運営に関し必要な事項は，選考小委員会の定めるところによる｡
10．改定
本要領の改定は，運営小委員会が決定し，核燃料部会全体会議に報告するものとする。
附則
1 平成 24 年 4 月 23 日核燃料部会全体会議制定，同日施行
2 改定履歴① 平成 24 年 4 月 23 日
核燃料部会全体会議制定② 平成 26 年 6 月 13 日
核燃料部会全体会議改定③ 平成 27 年 9 月 30 日
核燃料部会全体会議改定

31

④
⑤
⑥
⑦

平成 28 年 8 月 31 日
平成 29 年 6 月 19 日
平成 30 年 1 月 26 日
令和 元年 5 月 21 日

核燃料部会全体会議改定
核燃料部会運営小委員会改定
核燃料部会運営小委員会改定
核燃料部会運営小委員会改定

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Ⅷ．会員名簿

核燃料部会員名簿
核燃料部会会員 363名
2019年5月31日現在
登録情報に基づき記載
青木 利昌

池田総合研究所

近藤 俊樹

橋爪 健一

伊藤 邦雄

石井 武

池田 豊

菅付 真史

山田 良太

加々美 弘明

岩本 多實

馬場 宏

大石 純

茨城大学

大内 全

西 剛史

甲野 啓一

牟田 浩明

科学技術振興機

小林 善光

エム・アール・アイリ

構

斉藤 荘蔵

サーチアソシエイ

川上 文明

佐藤 正知

ツ

嶋田 昭一郎

早田 邦久

永井 将之

堤 信郎
京都大学

徳永 賢輔

高木 郁二

梁井 康市

ＭＩＫ

奥出 陽香

檜木 達也

榎本 孝

小野岡 博明Huang Bo慶應義塾大学

河原 伸行

森下 和功

西村 洋亮

ＭＨＩ ＮＳエンジ

高畠 勇人

山村 朝雄

ニアリング

中井 忠勝

東 邦夫

山下 利之

櫻井 三紀夫

荻田 利幸

硲 隆太

本間 功三

舘林 竜樹

西岡 俊一郎

大阪産業大学

林 洋

小山 淳一

黒崎 健

服部 年逸
林 君夫

小西 大輔

中嶋 英彦

近藤 吉明

永瀬 寛

小飼 敏明

伊藤 靖彦

高橋 利通
谷 賢

九州電力

関西電力

岡崎 亘

鈴木 滋雄
鈴木 元衛

草ヶ谷 和幸大阪市立大学
田辺 哲朗

経済産業省

西内 嗣浩

近畿大学

藤原 秀介

渥美 寿雄

堀内 匠

大塚 哲平

堀内 知英

金子 洋光

原子燃料工業大江 晃

真嵜 康行

空間技術研究所

大平 幸一

松井 秀平

東京

大脇 理夫

水田 仁

小川 進

小野 慎二
木下 英昭

秋田工業高等専

大阪大学
石井 大翔

門学校
金田 保則

大石 佑治
岡田 大輔
川上 貴大

(注)

九州大学

グローバル・ニュー

瀬山 健司

有馬 立身

クリア・フュエル・ジ

谷口 良則

出光 一哉

ャパン

ＳＥＯ ＰＯＯＲＥ

石本 慎二

ＵＮ

磯辺 裕介

中岡 平
濱西 栄蔵
平澤 善孝

2019 年 5 月 31 日現在の会員名簿です。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。

33

堀内 敏光

原子力損害賠償・松浦 敬三

廃炉等支援機構

安田 淳

野村 茂雄

テキサス A&M 大

小笠原 亨重

芝浦工業大学

学大学院

叶野 翔

新井 剛

梶原 孝則

鈴木 俊一

木田 福香
原子力安全研究

原子力バックエンド

協会

推進センター

古田 照夫

梶谷 幹男

原子力安全システ

原燃輸送

ム研究所

高杉 政博

堀内 勇輔

芝田化工設計関口 裕真
テプコシステムズ

関村 直人

竹田 周平

寺井 隆幸

藤原 大資

楊 会龍

電気事業連合会

東京電力ホールデ

亀田 保志

ィングス

田中 祐樹

福谷 耕司

常磐開発

原子力安全推進

土江 保男

協会
安部田 貞昭高度情報科学技

北嶋 宜仁

術研究機構

鈴木 嘉章

藤城 俊夫

原子力エンジニア

神戸製鋼所

リング

篠崎 崇

今村 通孝
武井 正信

近藤技術事務所

松浦 哲明

近藤 英樹

原子力規制委員
会

山中 伸介

電源開発

大塚 康介

昭和建物管理

越川 善雄

齊藤 暢彦

小林 正春

柳沢 直樹

関田 俊介
平林 直哉

新金属協会

電力中央研究所

巻上 毅司

小林 愼一

飯塚 政利

松永 純治

太田 宏一

溝上 伸也

神鋼リサーチ

尾形 孝成

溝上 暢人

室尾 洋二

北島 庄一

山内 景介

木下 幹康

山田 大智

スタズビック・ジャパ

園田 健

ン

名内 泰志

東京都市大学

山崎 正俊

中村 勤也

小野 雅登

中森 文博

佐藤 勇

横尾 健

高木 直行

ジェイテック
濵田 隆

塚部 暢之
更田 豊志

伊東 賢一

志賀 則克
工学院大学

スリー・アール
菅井 弘

事業構想大学院大学
岩田 修一

原子力規制庁
秋山 英俊

四国総合研究所

緒方 恵造

澤田 佳孝

中江 延男
福田 拓司

四国電力

藤根 幸雄

大堀 和真

宮田 勝仁

大矢 賢太郎西川 秀紹
東海大学

総合研究大学石野 栞

東芝エネルギーシ

山崎 樂

亀山 高範

ステムズ

山脇 道夫

鹿野 文寿
狩野 喜二

中部電力
佐合 優一

東京工業大学

八田 晋

小林 能直

原田 健一

三成 映理子田辺 朗

東芝テクニカルサービスインターナシ

東京大学

米山 智巳

阿部 弘亨

34

ョナル
川島 正俊

垣内 一雄

中村 武彦

吉田 綾一
若松 明弘

東北大学

日本核燃料開発

勝山 幸三

中村 雅弘

大沢 直樹

青見 雅樹

加藤 正人

成川 隆文

小無 健司

市川 真史

川口 浩一

堀口 直樹

日本製鉄

佐藤 修彰

大内 敦

川西 智弘

湊 和生

竹田 貴代子

若林 利男

小山 隆男

工藤 保

三原 武

坂本 寛

倉田 正輝

三輪 周平

ニュークリア・デベ

富山大学

鈴木 晶大

米野 憲

森平 正之

ロップメント

波多野 雄治

樋口 徹

齋藤 伸三

森本 恭一

池田 一生

平井 睦

佐藤 宗一

山下 真一郎

伊藤 邦博

トリウムテックソリュ

三浦 祐典

篠原 伸夫

山本 雅也

小方 宏一

ーション

水迫 文樹

柴田 裕樹

劉 家占

木戸 俊哉

芝野 幸也

鷲谷 忠博

高阪 裕二

日本検査

杉山 智之

渡部 雅

小林 裕

麓 弘道

鈴木 恵理子

渡邉 崇

内閣府
若杉 和彦

篠原 靖周

鈴木 紀一

日本原子力発電

野瀧 友博

日本原子力研究

須藤 彩子

亀山 正敏

森口 大輔

ナイス

開発機構

角 美香

島田 太郎

新田 裕介

赤司 雅俊

瀬川 智臣

高松 樹

日立製作所

安部 智之

瀬谷 道夫

竹野 美奈子

石橋 良

長岡技術科学大

天谷 政樹

大天 正樹

竹本 吉成

学

阿波 靖晃

髙木 聖也

長嶺 徹

福井大学

ドー ティマイズ

生澤 佳久

高藤 清人

松浦 豊

有田 裕二

市川 正一

高野 公秀

井元 純平

高橋 啓三

日本原燃

宇埜 正美

岩佐 龍磨

高橋 直樹

石原 準一

大平 直也

殷 祥標

田崎 雄大

上田 昌弘

加藤 大典

鵜飼 重治

田中 康介

逢坂 修一

北村 嘉規

内田 俊介

谷垣 考則

越智 英治

田端 優一

江沼 誠仁

谷口 良徳

小林 卓志

デウィ アリヤニ

遠藤 慎也

坪田 陽一

今野 廣一

扇柳 仁

寺島 顕一

樽井 勝

逢坂 正彦

中島 邦久

徳田 玄明

大友 隆

中島 靖雄

西川 進也

岡田 裕史

永瀬 文久

藤田 元久

岡本 芳浩

中田 正美

藤原 英城

小川 徹

中村 仁一

松本 由幸

ン

名古屋大学
澤田 憲人
築山 直生
野中 朝日

日立ＧＥニュークリ
ア・エナジー
柴田 博紀
松村 和彦

日鉄住金テクノロ
ジー
穴田 博之

奥村 和之

35

井上 大志

クスマ
新納 圭亮
柳原 敏
山口 壮一朗吉田 辰太朗福島 SiC 応用技

三菱重工業

研

今村 稔

原 重充

高野 賢治
福田 龍

富士電機

宮原 直哉

尾崎 博

村上 望

山田 裕之

大和 正明
湯村 尚典

ペスコ
鹿倉 榮

三菱総合研究所
江藤 淳二

放射線計測協会
上塚 寛

三菱マテリアル
磯部 毅

北海道大学

柴原 孝宏

小崎 完
沢 和弘

山形県立楯岡特平野 慎太郎

別支援学校

本多 京介

柴崎 修

前田建設工業

四電エンジニアリン

大竹 俊英

グ
今村 康博

三菱原子燃料
小野 俊治
北芝 紀裕
草間 誠
小宮山 大輔
坂井 和貴
佐藤 大樹
手島 英行
藤井 創
古本 健一郎渡部 清一

36

Ⅸ．会員の近況
日本原子力学会フェローの称号を授与されて更田 豊志 (原子力規制委員会)

このたび、日本原子力学会フェローの称号を授与されました。御推薦いただいた
核燃料部会に御礼申し上げます。ありがとうございました。
原子力規制委員着任後、核燃料部会の活動にほとんど参加出来ないでいますが、その活動には関心を持ち続けています。単なる照射施設としての存在に止まらず、技術者、研究者にとって貴重なコミュニティの形成に大きく寄与してきたハルデン
炉及び JMTR の廃炉が決まった状況下では、核燃料部会の役割が一層重要なものになると思います。
今後とも宜しく御願い致します。

37

Ⅹ．編集後記
核燃料部会報第 54-2 号（冬版）を会員の皆様にお届け致します。
執筆者の方々には、ご執筆のお願いに対して執筆を快諾して頂き、心より感謝申し上げます。また、部会報の当方担当箇所の作成にあたり、内容のご確認等でご協力頂きました
運営小委員会の皆様につきましてもこの場をお借りして厚く御礼申し上げます。
今回の部会報では，原子力学会春の大会の企画セッション、平成 30 年度核燃料部会賞（奨励賞）（学会講演賞）を受賞した 3 名の方々の受賞記事、国際会議，国際交流ニュース，夏期セミナーの開催，および，会員の近況を掲載させて頂きました。いずれも大変興味深い内容となっておりますので、ぜひ皆様にもご一読頂ければと思います。
次回の部会報につきましては、今年 12 月頃の発行を予定しております。部会報の編集を通して少しでも盛り上げの一助になることを期待して、より一層の内容充実を図りたいと考えておりますので、会員の皆様からのご意見やご投稿などがございましたら、ご連絡を頂ければ幸甚に存じます。今後とも皆様のご協力をお願い致します。

2018 年度部会報担当
東京電力ホールディングス株式会社

山内景介

メールアドレス：yamauchi.keisuke@tepco.co.jp
電話番号：03-6373-1111（代表）38