一般社団法人 日本原子力学会

Nuclear Materials Letters

材料部会報（2022 年 12 月）（部会ホームページ http://www.aesj.or.jp/~material/）
目 次
I. Journal of Nuclear Materials, Senior Editor より..................................................................1
鵜飼 重治 (北大名誉教授、JAEA 客員研究員)
II. 2022 年秋の年会企画セッション報告.................................................................................7「小型炉・次世代炉とその材料の研究開発の現状と将来展望」(1) 溶融塩炉の燃材料研究に関する現状と課題
有田 裕二 (福井大)(2) 高速炉炉心材料の開発と課題
皆藤 威二 (JAEA)(3) 高速炉の安全性向上のための高次構造制御炭化ホウ素基セラミックス制御材の開発
吉田 克己 (東工大)(4) 日立の新型炉開発について
日野 哲士 (日立 GE)
III. 2022 年度 第 20 回 材料部会夏期セミナーの報告......................................................69
外山 健 (東北大)小林 知裕(電中研)
IV. 材料部会功績賞、若手優秀賞よろこびのことば............................................................70
功績賞 森下 和功 氏 (京都大)若手優秀賞 能登 裕之 氏 (核融合研)
V. 関連する国際会議のリスト..............................................................................................72
VI. 運営委員会委員名簿........................................................................................................76VII. 寄稿のお願い..................................................................................................................77
VIII. 編集後記........................................................................................................................77

I. Journal of Nuclear Materials, Senior Editor より
北海道大学名誉教授
原子力機構客員研究員(非常勤）鵜飼 重治
1. JNM 編集委員として2016 年 1 月に Journal of Nuclear Materials (JNM)の Senior Editor を拝命し、現在まで 7年間、この業務に携わっています。Chief Editor はミシガン大学の Gary Was 名誉教授で、投稿論文は彼の元で Senior Editor である INL の David Petti (燃料担当)、テネシー大学のSteven Zinkle (Basic 科学担当)、および鵜飼 (材料担当)に割り当てられます。Senior Editorの元には 11 名の Associate Editor がおられ、材料グループでは、Associate Editor として
ORNL の Grace Burke (2021 年 12 月までは INSS の福谷耕司氏)、中国の Qunying Huang、
マンチェスター大学の Michael Preuss の 3 名と共に論文の審査に当たっています。
2021 年を例に取ると、総数で約 1300 報の論文投稿があり、その内 100 報を超える投稿
論文について私の方で審査をしました。これら投稿論文の著者は大学関係者（院生、教員）であったり、国研や企業の研究者であったり様々ですが、投稿した論文が期限内に採択されるかどうかは、それぞれの立場で死活問題のケースがあることを重々承知しています。私も北大教員時代、博士課程学生の投稿論文の採択可否でやきもきした経験があります。このようなことから、論文審査においては公正さと迅速性を心掛けていますが、他人の論文をバイアス無く公正に審査することは技術的にも大変で、時間の掛かる気の重い仕事です。特に今年になって Senior と Associate に関わらず、Editor の責任が重くなっていることについては次章で述べます。

2. インパクト ファクターと Editor の役割
JNM の 2000 年から 2022 年までの Impact Factor (IF)の推移を図１に示します。JNM は
順調に IF を伸ばしており、次章で述べるように中国の論文数は 2000 年頃から急激に増加していることから（図３）、JNM の IF 増加の主要因は中国研究者による JNM 論文の引用数の増加にあると私は推察しています。
ある年の IF とは、その前の２年間に出版された論文の当該年における総引用数をその前の２年間に出版された総論文数で除した値です。図１を見ると、2013 年頃まで IF が大きな振幅で振動しています。2011 年 8 月発行の材料部会報 VOL.8 で室賀健夫氏(前任の Editor)が指摘されているように、IF が落ち込んでいる年は２つの主要な国際会議のプロシーディング
が発刊された翌年に相当することから、このような落ち込みは上記 IF の定義から、プロシーデ
1ィング発刊による出版論文数の増加に因るものです。これ以降、これらのプロシーディングはJNM には掲載されていませんので、見事に振動は無くなっています。なお、これらの国際会議のプロシーディングは 2015 年から出版されている姉妹雑誌である Nuclear Materials andEnergy 誌に掲載されるようになりました。この雑誌は全論文が Open Access で、これにより順調に IF を伸ばしています。
4

Impact Factor (IF)

3.5

3

2.5

2

1.5

1
2000

2005

2010

2015

2020

2025

Year
図１ Journal of Nuclear Materials (JNM)の Impact Factor (IF)の推移：
JNM の Website より
JNM が世界の原子力材料研究コミュニティで、先導的な国際的雑誌として最高レベルの質と影響力を発揮し続けるためにはいかなる改革が必要か、今年になって Web によるエディ
ター会議やメール交換を通して議論してきました。何か大袈裟なようにも聞こえますが、その背景には、出版社の Elsevier では JNM の存在価値が問われていることがあるようです。雑誌の質や影響力を計る目安の一つが IF ですから、ＩＦを上げるのが有効と言えます。高 IF の Acta
Materialia 等を参考にすると、IF を上げるためには論文の採択率を下げるのが効果的です。
私が審査した論文の 2021 年の採択率は約 40%で、この値は JNM のほぼ平均値です。因みに Acta Materialia の論文採択率は 20%程度です。審査を厳しくして採択率を下げるためには、
Editor が論文内容を良く吟味して、不適切な論文は査読に回す前に Editor の段階で判断しろと言うのです（これをデスクリジェクトと言います）。Editor にとっては大変な重責です。上に
私の 2021 年の論文採択率は約 40%と書きましたが、これは不採択率にすると 60%です。その2

内の半分 30%はデスクレジェクトになっており、JNM の平均デスクレジェクト率は約 40%ですか
ら、私の場合は平均より少し低いことになります。
投稿論文のデスクレジェクト率を上げて採択を厳しくするのは IF を上げることが目的ではなく、それはあくまでも手段であって、究極的には JNM 掲載論文の質と影響力の向上を図る
ことにあります。今年になって JNM 論文の採択基準のハードルを上げ、より明確なガイドライン
として、これを JNM の”Guide for Authors”に明記されました。これは JNM Website からダウンロードできますので、お気付きの会員の方もおられるかと思います。参考のため、以下に転記
しておきます。
 Description の冒頭に下線箇所が追加されました。要は実験結果が解析評価され、十分な議論がなされていない論文は不採択にするということです。
Papers submitted to JNM should exhibit a high degree of novelty and contain a significant
discussion section that analyzes and interprets the results with outcomes that advance ourunderstanding and push the field forward. Incremental research papers are not acceptable.
 8 頁の Discussion の箇所に下線箇所が追加されました。章として Results and Discussion
はダメで、Discussion として単独の章がないと不採択にするということです。
This should explore the significance of the results of the work, not repeat them. Analyses of
the implications of the results for future work are also appropriate in this section.
Combining the Results and Discussion sections is not acceptable.
今後、JNM に投稿される際には注意下さい。また、査読をお願いするレターには下線の文言が追加されました。それなりにハードルは高くなっています。
 I would like to invite you to review the above referenced manuscript submitted by Dr
XXYY, as I believe it falls within your expertise and interest. The Journal of Nuclear
Materials publishes papers that are original, clearly impactful, and of interest to thecommunity. If you determine in your review that the paper does not meet these standards,
please feel free to recommend a reject, explaining why the paper doesn’t fulfil these criteria.
We would also request that you complete the reviewer questionnaire in order to provide theeditors with further clarity. The abstract for this manuscript is included below
3. 国別論文数の推移
図２は昨年の 2021 年に JNM に投稿された論文数を国別に投稿数の多い順から棒グラフで表したもので、採択論文と不採択論文に分けて示しています。投稿論文数は中国が断然トップで、米国、インド、日本、フランスと続きます。私は以前から JNM の材料関係では、そのほとんどが中国研究者の投稿論文で、全体の 80%以上を占めているという印象を持っていまし3

たが、図２を見ると JNM 全体としては 50%程度であることが分かります。一方、採択論文数でみると、米国は中国を抜きトップになります。日本は投稿数としては 4 位ですが、採択論文数としては米国、中国、英国、フランスに次いで５位です。採択率でプロットすると、折れ線で示しているように、70%以上の高採択率（米国、イギリス、ドイツ）、40～60%の中採択率（日本を含む
フランス、韓国、カナダ）、20%台以下の低採択率（中国、インド、ロシア、イラン）の３グループに

Articles / year

Accepted Rate (%)

分かれます。

図２ 2021 年における各国の JNM 採択論文数と不採択論文数、及び採択率：
Elsevier の許可を得て一部編集
文科省の科学技術・学術政策研究所から公表されている「科学技術指標」2022 年版には、1982 年から 2019 年までに掲載された各国の自然科学論文数の１年平均の推移が示されています（図３）。自然科学論文数の推移に関していえば、中国では 2000 年頃から急激に掲載論文数が増加し数年前に米国を抜いて世界トップに躍り出ています。図３で中国と米国は右軸で見て、2019 年で中国 470,000 報/年、米国 400,000 報/年と読み取れます。このような中
国の自然科学論文数の急激な増加は、情報通信分野の伸びが著しいことによるとされており、図２に示した原子力材料分野に限れば、中国の論文採択率は依然として低く、掲載論文数は米国に次ぐ２位です。しかし今後は JNM の掲載論文数も急速に向上して、図３の勢いから想像するに、JNM の掲載論文数も早晩、米国を上回ると予想されます。
ここで注目すべきは、その他の国々（英国、ドイツ、フランス、韓国）も含めて論文数は右肩上がりの増加傾向にあるのに対して、日本のみ 2000 年頃から横ばい状態にあることです。
4

その結果、2000 年では米国に次ぐ２位であったものが、2019 年には約 90,000 報/年で世界５位にまで下落しています。この傾向は Top10%、Top1%の論文で整理すると、日本の弱体化はさらに顕著になっています。今回は過去に遡って JNM の国別論文数の推移までは準備できませんでしたが、図３の自然科学論文数のトレンドから、日本の JNM 掲載論文数も 2000 年頃

自然科学論文数/年 （中国、米国）

自然科学論文数/年（英国、ド イ ツ、日本、フラ ンス、韓国）まで増加し、その後は横ばい状態にあったと推察されます。

図３ 各国の 1982 年～2019 年における１年間の自然科学論文数：
文科省の科学技術・学術政策研究所から公表されている「科学技術指標」2022 年版より
4. レビュー論文と表彰関係
レビュー論文の掲載は IF の向上に有効ということもあり、この数年、積極的に企画されまし た。JNM が初め て発刊され たのは 1959 年で、その 60 周年を記念し て、”Diamond
Anniversary”の名の下に一連の招待レビュー論文の掲載が企画され、2019 年に 14 編が発刊されました。その特徴は技術的だけでなく、歴史的な背景も含めてレビューされていることです。これに関連して、JNM の最初の Chief Editor である Robert W. Cahn による自叙伝の小岩昌宏氏による翻訳（激動の世紀を生きて－あるユダヤ系科学者の回想－）が 2008 年にアグネ
技術センターから出版されています。これを読むと 60 年前の JNM 発刊の経緯を知ることができます。なお、Robert Cahn という名前はご存じの方もおられると思います。隔年開催のNuclear Materials（NuMat）国際会議で彼の名前を冠する賞の表彰が行われています。余談
5

のついでに、Robert Cahn は金属を加工した後の回復過程で転位が一列に並ぶ現象を発見
して、転位の存在を実証したことで有名です。また、私の方では福島第一原子力発電所の事故を踏まえて、個別に倉田正輝氏（原子力機構）には事故時燃料挙動のレビューを、またKurt Terrani（現：Ultra Safe Nuclear Corporation）には事故耐性燃料被覆管のレビューを依頼し、特に後者については 4 年という短期間に 545 回の Citation（引用）を記録しています。
表彰関係では、ベスト論文表彰を行っており、昨年はめでたく野上修平氏（東北大学）が受賞されました。また今回、初めて若手研究者を対象に Rising Stars Award（希望の星賞）の応募・選考・表彰を行いました。合計 23 名の応募があり、日本人の応募は 4 名で、内１名は米国国立研究所勤務の研究者でした。また、日本の大学勤務の中国人研究者も１名おられました。選考過程で驚いたのは応募された中国若手研究者の研究レベルの高さです。実験と計算機シミュレーションで研鑽を積み、筆頭著者で数多くの優れた論文を一流国際誌に出版しています。日本の若手研究者も善戦はしたものの及ばず、最終的に受賞されたのは米国国立研究所勤務の中国人研究者でした。

5. 終わりにJNM を取り巻く状況変化やこれに対する最近のアクティビティを紹介しました。原子力開発はこの 10 年で大きく様変わりし、「脱炭素社会」の実現と電力の安定供給に向け、再生可能エネルギーとの共存が大前提です。JNM はこのようなミッションに原子力材料から貢献できる貴重な基幹情報源です。そもそも論文は個人や組織の研究力の代表的な指標であるだけ
でなく、国民の税金で研究開発を行っている大学や国研にとって、研究成果を国に還元する手段であり、かつ義務でもあると考えられます。我が国の研究力の低下が指摘されている中、日本の研究者が奮起して原子力材料分野で世界的な研究を行い、影響力のある優れた論文
を JNM を通して世界に発信し続けられることを期待します。

6

Ⅱ. 2022 年秋の年会 企画セッション報告
福井大附属国際原子力工学研究所 福元謙一
コロナ禍により 2020 年春からオンライン開催で行われてきた企画セッションが 2022 年
秋の年会でようやく対面開催で行われた。旧交を温めお互いの無事を確認しながら多くの聴衆がお集まりいただく中開催された。
2022 年 8 月に岸田内閣は原発再稼働の促進と原発新設の姿勢を明確化した。同時に内閣官房のＧＸ（グリーントランスフォーメーション）実行会議では、次世代革新炉の開発・建設の検討を行うことが示された。世界では各国で小型モジュール炉･新型炉の開発に向けた動きが活発化し、日本からもその開発に企業や研究機関が多く参加すると発表されている。
このような流れを受けて「小型炉・次世代炉とその材料の研究開発の現状と将来展望」と題した企画セッションを開催した。
企画セッションでは、小形炉および次世代炉（溶融塩炉、次世代小型軽水炉・軽水冷却高速炉・小型液体金属冷却高速炉、ナトリウム冷却高速炉）の現状と将来展望を第一線の研究開発機関･組織から講演していただいた。
発表は代表的な小型炉および新型炉の炉型に対するそれぞれのトピックについて、主な要求特性(高温、照射、環境など)、開発ロードマップ、各種材料の特徴と開発状況、国際協力も含めた今後の展望、課題(照射、サプライチェーンなど)等を紹介いただいた。
一件目は溶融塩炉研究の現状と MA 消滅処理用の塩化物溶融塩炉のトピックを、二件目
は高速炉材料開発の経緯と現状、今度の研究展開についての発表を、三件目は高速炉用制御棒の新材料開発のトピックについて発表いただいた。最後の講演では、開発メーカーから次世代小型軽水炉・軽水冷却高速炉・小型液体金属冷却高速炉の研究開発の現状と将来展望について解説いただいた。
最後に、ご講演頂いた先生方のご厚意に感謝いたします。また、講演スライドの掲載を快く許可頂いたことにも感謝いたします。
「小型炉・次世代炉とその材料の研究開発の現状と将来展望」
2022 年 9 月 8 日(木) 13:00〜14:30

E 会場

座長 福井大原子力研 福元謙一
（1）溶融塩炉の燃材料研究に関する現状と課題 有田 裕二（福井大）（2）高速炉炉心材料の開発と課題 皆藤 威二（JAEA）（3）高速炉の安全性向上のための高次構造制御炭化ホウ素基セラミックス制御材の開発
吉田 克己（東工大）（4）日立の新型炉開発について 日野 哲士（日立 GE）

7

原子力学会2022年秋の大会 材料部会企画セッション 2E-PL01 (2022.9.8)

小型炉・次世代炉とその材料の研究開発の現状と将来展望（1）溶融塩炉の燃材料研究に関する現状と課題

有田 裕二

１．溶融塩炉の分類と特徴
２．燃材料開発の現状
３．照射試験と今後の課題

福井大学附属国際原子力工学研究所
原子炉燃材料部門1

溶融塩炉の概略• 燃料成分(U,Pu,MA,Th)が溶解した
液体の塩を使用（溶融塩）• 燃料自体が炉心から外部流路へ流れる特殊な形態

熱交換器

循環
ポンプ

• ６００℃から７００℃の高温での保持が必要

炉心• 中性子減速炉の場合は炉心に黒鉛等の減速材も存在

反射体※固体燃料(TRISOなど）や被覆管入り
溶融塩燃料の形態も提案されている（外部ループへは燃料成分が出て行かない）

BERD（次世代エネルギー研究・開発機構）が提案している溶融塩炉(IMSFR)概観
2溶融塩炉システムの分類
・燃料形態（固体・液体）
・目的（増殖、核変換）・燃料組成(Th,U,TRU)
・中性子（高速、減速）
・冷却方法（タンク、ループ）
・出力（SMR）など様々なコンセプト
フッ化物もしくは塩化物塩が選定されている

フッ化物塩（熱炉）

LiF-AnF4
LiF-BeF2-AnF4
LiF-CaF2-AnF4
LiF-NaF-BeF2-AnF3
LiF-NaF-KF-AnF3
LiF-NaF-RbF-AnF3

塩化物塩（高速炉）

NaCl-AnCl3
LiCl-NaCl-MgCl2-AnCl3
LiCl-KCl-MgCl2-ClF3

An = U, Pu, Th, Am, Np, Cm

日本原子力学会「溶融塩技術の原子力への展開」研究専門委員会最終報告書暫定版(2021.1)より

3

SAMOFAR概要(GIF MSR Workshop 2017@PSI)

Thermal power

3000 MWthMean fuel salt temperature

700 °C (to be fixed)

Fuel salt temperature rise in
the core

100 °C (to be fixed)

Fuel molten salt - Initial
composition

LiF-ThF4-UF4-(TRU)F3 with
(77.7-6.7-12.3-3.3 mol%)and U enriched at 13% ?

Fuel salt melting point

565 °C

Fuel salt density

4.1 g/cm3

Fuel salt dilation coefficient8.82 10-4 / °C

Fertile blanket salt - Initial
composition

LiF-ThF4 (77.5%-22.5%)

Breeding ratio (steady-state) 1.1
Total feedback coefficient-5 to -8 pcm/K

Core dimensions

Diameter: 2.26 m
Height: 2.26 m

Fuel salt volume

18 m3 (½ in the core + ½
in the external circuits)

Blanket salt volume

7.3 m3

Total fuel salt cycle

3.9 s

4

主要燃料物性と炉性能の関係• 状態図（運転温度、析出予測など）• 溶解度（燃料装荷密度、析出など）• 密度・熱膨張率（出力密度、温度
フィードバックなど）• 熱伝導率（熱交換性能など）• 中性子断面積（放射化予測など）• 粘度（圧損や安全評価など）• 比熱容量（過渡時の温度評価など）選択する系によって、燃料成分や組成がそれぞれ異なるため、実測が必要
照射時の変化についても知見の蓄積が必要計算によって予測できる体系の
整備も必要

5

状態図
融点（固相線・液相線）を把握することが運転時温度設定には重要だが、擬二元系のほか三元系以上では限られたデータしかない。
550℃(775 K+50 K)
FP成分も含めた以上の運転
高融点化合物生成の 温度が必要有無など必要LiF-NaF-ThF4 (UF42.55mol%含有）の計算状態図
O.Benes, et al. J.Nucl.Mater.,404 (2010) 186.

(A) (U,Th)F4 ; (B) Li(Th,U)4F17 ; (C) Na(Th,U)2F9; (D) Li(Th,U)2F9; (E) (Li,Na)7Th6F31 ;(F) Na7(Th,U)6F31; (G) Na3Th2F11-Na5U3F17 ; (H) Li7(Th,U)6F31 ; (I) Li3(Th,U)F7 ;(J) (Li,Na)F; (K) Na2(Th,U)F6 ; (L) Na7(Th,U)2F15 ; (M) (Li,Na)F
6

FPの挙動（MSRE知見：フッ化物）
・希ガス(He,Ne,Ar,Xe)：
ほとんど不溶(10-7mol/cm3bar以下）ただし、アルカリ金属に壊変するものもある
・Rb,Cs,Sr,Ba,Ln,Y,Zr：フッ化物を形成し溶ける
燃料中にたまっていく
・Nb,Mo,Tc,Ru,Ag,Sb,Pd：不溶→構造材や黒鉛表面に付着（発熱源や中性子吸収の悪影響）
・Te,Se :可溶、UF3/UF4比を0.05にすると放出される。（構造材の腐食に影響）・I：I-で溶けている。 UF3/UF4比を104にするとI2ガスとして放出
7

塩化物とフッ化物の副生成物比較
Element produced

Problem

Fluoride Salt

Chloride
Salt

Radioactivity in
10 moles / ywaste–
37Cl(n,2n)36Cl(373 g/year)
T1/2 = 301000y
Radioactivity –55 moles / y
3H produced via 6Li(n,) t and 6Li(n,t) 
T1/2 = 12 years(166 g/y)
Corrosion
Sulphur produced via 37Cl(n,)34P(10 moles /(located in the[12.34s])34S and 35Cl(n,)32P(-[14.262
yeardays])32S
grain boundaries)
Corrosion
88.6
Oxygen produced via 19F(n,)16O(surface of metals) moles/year
Tellurium produced via fissions andCorrosion
200
200
extracted by the on-line bubbling(cf. Sulphur)moles/year moles/year
36Cl produced via 35Cl(n,γ)36Cl and

E.MERLE, GIF MSR Workshop 2017@PSI(3000MWth, 9m3 in core, 37 ton in core)8

構造材料に関する研究（ORNL-MSRE）
MSREで開発されたHastelloy-N（Ni-16%Mo-7%Cr-4%Fe-0.5%Mn0.5%Si-0.05%C）が耐食性・高温強度の点で使用可能
・ Crの選択的侵食（Crの拡散速度が遅い870℃程度ではフッ化物塩に対する耐食性は良好。（腐食速度 < 2.5μm/yr） ）・ 水分（OH-）との反応で若干腐食が進行
・ 熱中性子によるHe生成核反応による脆化（粒界へのHe蓄積）→改良型Hastelloy-N（Ni-12%Mo-7%Cr-0.5%Fe-0.2%Mn-0.1%Si0.05%C- 2%(Ti+Nb)）
・ Teによる粒界腐食割れ→酸化電位の制御(UF4+/UF3+を10～300）
9構造材料に関する研究（SUS）• 純粋なFLiBe 塩では高い耐食性（316SS や304SSの静的腐食では600℃ で0.0056〜0.01mm/年の腐食速度[2]。
ループ試験では、316SS は650℃で0.008 mm/年。
脱水処理が不十分なFLiBe では、非常に大きな腐食速度[2]。
• 塩化物はフッ化物に比べて吸湿性が高い。さらにCl は複数の酸化数を持ち、腐食反応はより複雑か[3]。
ORNL のループ試験：概ね年間数mm程度の腐食速度[4]高Cr 鋼ではHasteloy N より腐食速度が低いという報告[5]も試験条件を含めた今後の検討が必要[2] M. S. Sohal, et al., INL/EXT-10-18297, Idaho National Laboratory (2013).
[3] J. Jackson and M. LaChance, Trans. ASM, 45, 157 (1954).
[4] D.F. Williams, ORNL/TM-2006/69, Oak Ridge National Laboratory (2006).
[5] K. Vigrarooban, et al., Solar Energy, 103, 62-69 (2014).

10

照射試験
燃料の照射欠陥に関する試験は不要だが• ハロゲンポテンシャルの変化の確認も必要（析出や腐食性への影響）
FLiNaK @750°C/500hMC3• 照射時の材料腐食試験が始まったところ• 照射下、FP不純物における材料腐食に関する知見の蓄積が必要（耐食材料の開発研究も必要）
Parent

Weld

6

3
M6C
ANSTOにおける腐食試験例(O.Muransky and L.Edwards, 27thMSR
pSSC Meeting, Sept. 2019.)

11塩燃料照射試験計画等• NRG(The Nuclear Research and Consultancy Group)：Petten（オランダ）
で塩燃料（LiF-ThF4)照射中(2017年８月から）、JRC(カールスルーエ）と共同実施(World Nuclear News, 2017.9.6)• MIT（米国）： MITの研究炉に溶融塩ループを設置し、North Carolina State UniversityやORNL とともに照射試験を行う計画。(IRP-20-22026_TechnicalAbstract_2020CFA)• INL（米国）：ATRに溶融塩照射試験用のループを設置(NUC Workshop, Sept. 2019)

INLの照射用ループ概略図12

NRG PETTENでのMSR照射計画

P.R,Hania, MSR Workshop 2018, ORNL, US

13

SALIENT-01概要• SALIENT-01は、長さ60cm、直径3cmの密閉された試料室で、開放型黒鉛るつぼに入った4つの塩試料（各1.5cm3以下）を収容。（融点が568℃のLiFとThF4の混合物）• HFRにおいて約600℃の強中性子場で31日間、17サイ
クル照射。照射中、232Thは中性子を捕獲して233Uに核変換。この233Uの核分裂により、塩試料中に熱が発生し同時に、放射性核分裂生成物が生成される。
P.R,Hania, MSR Workshop 2018, ORNL, US

14

P.R,Hania, MSR Workshop 2018, ORNL, US

15

P.R,Hania, MSR Workshop 2018, ORNL, US

16

ORNLにおける材料照射試験①
N.D.B.Ezellら, Nucl. Eng. Tech.,53 (2021)920.
• 材料：SUS316L,alloy-N(Hastelloy-N,INOR-8)
Fe

Ni

Cr

Mo

Mn

Si

C

S

O

Others

316L

68.6

10.2

16.9

2.0

1.1

0.52 0.019 0.0011 0.0026 Cu 0.2

Alloy N

3.7

71.9

7.2

16.0

0.27

0.26 0.052 0.0067 0.0011 Co 0.55

• NaCl-MgCl2 (58:42 mol％)
Wet Salt(>1000ppm oxide) and
Dry Salt(29ppm oxide)• Mo capsule(1”φ×3”) with 13×6×1mm coupon• 照射炉： Ohio State Research Reactor(500kW, 1.7×1013n/cm2/s)• 照射は250kW出力(~1012n/cm2/s)で７時間@800℃
OSRRの照射用治具概略図
17

ORNLにおける材料照射試験②
N.D.B.Ezellら, Nucl. Eng. Tech.,53 (2021)920.

・Wet Saltの腐食が大きい(SUS)・SUSでは表面のCr欠乏（Ni濃化）
・Alloy NではMoが少し濃化（表面）・照射下の方が非照射の時よりも腐食が抑制(SUS)・Crの照射誘起拡散による表面酸化物層の形成（水炉）[Hanburtら]・照射によるNiの粒界への拡散促進（Ni-Cr alloy in FLiNaK）[Zhouら]
Hanburtら：Corrosion Sci.,157 (2019)305.
Zhouら：2019 arXiv:1911.11798.

18

最近の動き• アビリーン・クリスチャン大学（ACU）は、テキサス州のキャンパス
への溶融塩研究炉（MSRR）の建設許可を米国原子力規制委員会（NRC）に申請し、原子力実験施設（NEXT）の一部として建設する予定。2025年12月までにMSRRが臨界に達する計画。(World
Nuclear News, 2022.8.19)• 上海応用物理研究所（SINAP）は、トリウム発電溶融塩実験炉の試運転の承認を受け、甘粛省武威市で建設を開始。(World
Nuclear News, 2022.8.9)

19

まとめ
• 各国で溶融塩燃料の照射試験が加速• これから照射挙動についてのデータが蓄積され体系化されていくことを期待• 中国・ロシアの情報も注視• SMRの建設計画は遅れ気味
20

1
原⼦⼒学会2022年秋の⼤会 材料部会企画セッション

⼩型炉・次世代炉とその材料の研究開発の現状と将来展望

⾼速炉炉⼼材料の開発と課題
2022年9⽉8⽇（国）⽇本原⼦⼒研究開発機構
⾼速炉・新型炉研究開発部⾨○皆藤威⼆、⼤塚智史、⽮野康英、丹野敬嗣

2

開発⽬標（使⽤条件）
安全性・経済性に優れる⾼速炉の実現に向けて優れた☛ 耐照射特性（耐スエリング性）☛ ⾼温強度（クリープ強度 等）☛ 耐⾷性（燃料や冷却材との共存性）を有する炉⼼材料の開発が不可⽋

被覆管温度（℃）

 冷却材の⾼出⼝温度化 >> 発電効率向上
 冷却材出⼝温度：550℃• 被覆管最⾼温度：700℃• ラッパ管最⾼温度：580℃

700

600

500

オ ステナイト鋼の使⽤範囲

 燃料の⾼燃焼度化 >> サイクルコスト低減
 取出平均燃焼度：150GWd/t• 最⼤燃焼度：250GWd/t• 最⼤照射量（はじき出し損傷量）：250dpa• 使⽤期間：9年

被覆管

ラッパ管
フェライト鋼の使⽤範囲

400
100
150
200
250
はじき出し損傷量（dpa）

実⽤化段階におけるNa冷却⾼速炉の炉⼼材料の使⽤条件（炉⼼部の評価例）

3

⾼速炉燃料の構造例

⾼速炉システム⿃瞰図（例）

燃料ピン
燃料集合体

⾼速炉炉⼼（例）

⾼速炉燃料の構造（例）燃料ピンの破損・損傷に⾄る機構の例
照射量増加

燃焼度増加
FPガス放出

燃料ペレットスエリング

材料スエリング
被覆管外径増加

燃料ピン内圧増加

燃料-被覆管機械的相互作⽤（FCMI）

燃料ピン束変形（BDI）
冷却材流路断⾯積減少

被覆管応⼒増加被覆管変形増加

被覆管温度上昇

ガス内圧破損FCMI破損

BDI破損

被覆管は主にクリープ損傷破損（引張破断の場合もあり）

45

炉⼼材料に求められる性能☛ 耐照射特性（耐スエリング性）
 燃料集合体内の冷却材の流路確保○●

格⼦位置の原⼦
格⼦間原⼦（I）

スエリング：⾼い中性⼦照射損傷を被ると、組織内にミクロな空洞（ボイド）が多数形成し、材料が膨れる現象☛ ⾼温・⻑時間環境での機械強度、延性・靱性の確保 破損抵抗性（構造健全性）

⾼エネルギー中性⼦

原⼦空孔（V）の集合領域

環境中での材料特性の変化：⾼温環境に⻑時間晒されると、材料組織が変化し、強度（クリープ強度等）が低下する。

☛ 耐⾷性（Na環境効果、燃料との共存性、耐硝酸溶解特性）☛ 製造性（加⼯技術、接合技術、検査技術）

改良SUS316（PNC316）の開発（1）6 1960年代から開発を開始【SUS316の選択理由】
 ⾼温構造⽤材料としの実績
 海外炉での使⽤実績

 PNC316の開発⽬標

P, B添加P添加

PNC316
P, B, Ti, Nb添加

 耐スエリング性の向上
 ⾼温強度の向上☛ 具体的には• JIS規格範囲内で⾼Ni、低Cr側を選定• 微量添加元素（P, B, Ti, Nb）の最適化• 最終冷間加⼯度（20％）の設定

微量添加元素の最適化による耐スエリング性の向上（材料照射試験による確認）

PNC316の基本組成
Fe-16Cr-14Ni-2.5Mo-0.25P-0.04B-0.1Ti-0.1Nb

改良SUS316（PNC316）の開発（2）スエリング（vol.%）20
PNC316（「常陽」）PNC316（⽶国FFTF）
PNC1520（⽶国FFTF）

15

10

5

0
0

50

100

150

はじき出し損傷量（dpa）

PNC316、PNC1520被覆管の実使⽤環境下でのスエリング特性（「常陽」、⽶国FFTFでの燃料集合体照射試験結果）

 はじき出し損傷量100dpa程度までは性能⽬標に対し⼗分に⼩さいスエリングであることを確認
 耐スエリング性の向上を狙って開発したPNC1520（15Cr-20Ni）でも耐スエリ
ング性の有意な改善は⾒られず

7

⾼強度フェライト鋼（PNC-FMS）の開発
 1980年代から開発を開始【フェライト鋼の特徴】
オーステナイト鋼と⽐較して○ 耐スエリング性に優れる
× ⾼温強度に劣る

 PNC-FMSの開発⽬標
 ⾼温強度の向上☛ 具体的には• 脱炭抵抗性の維持、衝撃特性の劣化防⽌の観点からCr量を10~12%に設定• 強化元素（Mo, W, V, Nb）の最適化

PNC-FMSの基本組成
Fe-11Cr-0.5Mo-2W-0.4Ni-0.2V-0.05Nb-0.05N

PNC-FMSのクリープ破断強度○ フェライト鋼炉⼼材料としては世界最⾼レベルの強度を達成
× 被覆管としての強度⽬標は達成できず

現在は使⽤温度の低いラッパ管への適⽤に向けた開発を継続

8

9

ODSフェライト鋼の開発（1） 1980年代後半から開発を開始【ODSフェライト鋼の特徴】○ 耐スエリング性に優れる○ 通常のフェライト鋼と⽐較して⾼温強度に優れる× 難加⼯性のため薄⾁・細径・⻑尺の被覆管への加⼯が困難

 現在の候補材料① 9Cr-ODS鋼
Fe-9Cr-2W-0.22Ti-0.35Y2O3② 11Cr-ODS鋼※
Fe-11Cr-0.4Ni-1.3W-0.22Ti-0.35Y2O3※ 9Cr-ODS鋼の優れた基本特性（耐照射特性、⾼温強度、加⼯性 等）をできるだけ維持しつつ、耐⾷性及び再処理適合性の向上を図った材料

Y2O3（Y2Ti2O7）粒⼦
20nm
9Cr-ODS鋼のナノ組織
熱的に安定な酸化物（Y2O3（Y2Ti2O7））
粒⼦を微細かつ均⼀に分散させることにより⺟相組織を安定化

⾼温・⻑時間環境下における強度
特性の向上

10

ODSフェライト鋼の開発（2）
原料粉末

機械的合⾦化（MA）

真空封⼊

熱間押出（固化）MA粉末
合⾦粉末（Fe-9Cr-2W-0.22Ti）
酸化物粉末（0.35Y2O3）

アトライタ

軟鋼製カプセル

酸化物粒⼦の分散状態＝⾼温強度を決定する重要な⼯程
機械加⼯  素管

冷間圧延

中間/最終熱処理

被覆管（4回繰返し）α/γ相変態の利⽤により加⼯性を向上
 強度異⽅性が⼩さく、⼨法精度に優れた被覆管が製造可能

ODSフェライト鋼の開発（3）吸収エネルギー（J）

15
PNC-FMS
9Cr-ODS鋼
9Cr-ODS鋼（改良材）
10

5

0
-200

-100

0

100

200

温度（℃）

9Cr-ODS鋼のシャルピー衝撃特性 製造⽅法を改良（原料粉末、厳重な管理基準、アトライタの改良等）することで⾼い硬度と優れた靭性を両⽴

11

ODSフェライト鋼の開発（4）500
PNC316

周応⼒（MPa）

300

9Cr-ODS鋼
100
80
60
40
10

PNC-FMS
1

10

2

10

3

10

4

10

5

10

6

破断時間（h）

9Cr-ODS鋼被覆管のクリープ破断強度（試験温度700℃）
 フェライト系耐熱鋼として世界最⾼レベルのクリープ強度を達成
 ⾼速炉燃料の寿命末期に相当する周応⼒100MPaにおいて、PNC-FMSと⽐較して破断寿命が約500倍に向上

12

ODSフェライト鋼の開発（5）300

引張強さ（MPa）

250
200
9Cr-ODS鋼150

PNC316

100
50
0
800

PNC-FMS

900

1000

1100

1200

1300

1400

試験温度（℃）

9Cr-ODS鋼被覆管の引張強さ
 1000℃を超える超⾼温領域まで優れた強度特性を維持し、1200℃では
PNC316やPNC-FMSに対し約3倍の引張強さを達成
 過酷事故時の燃料安全性の向上に期待

13

実⽤化に向けた課題

14

安全性・経済性に優れる⾼速炉の実現に向けて、以下の候補材料の実⽤化が不可⽋ 被覆管：ODSフェライト鋼
 ラッパ管：PNC-FMS
実⽤化に向けた課題【共通課題】• 量産技術開発• 規格・基準類の整備（⾼温・⻑時間強度データの取得・評価 等）• 照射試験による許認可データの取得、実使⽤環境下での性能実証【個別課題】（ODSフェライト鋼）• 燃料ピンの量産技術開発（端栓接合、検査技術 等）（PNC-FMS）• SUS316との異材接合技術開発、中間パッド加⼯技術開発 等
なお、ODSフェライト鋼被覆管が実⽤化するまでは、使⽤条件を限定した上で実績のあるPNC316被覆管を適⽤する計画

主な参考⽂献

15

改良SUS316（PNC316）[1] ⽴⽯嘉徳、柚原俊⼀、柴原格、伊藤正彦、野村茂雄、佐藤義則、吉⽥英⼀、⿅倉栄、⾼速炉炉⼼材料⽤改良SUS316ステンレス鋼の開発、⽇本原⼦⼒学会誌 Vol.30, No.11 (1988).
[2] T. Uwaba, M. Ito, K. Maeda, Diametral strain of fast reactor MOX fuel pins with austenitic stainless steel cladding irradiated tohigh burnup, J. Nucl. Mater. 416 (2011) 350-357.
[3] ⿅倉栄、鵜飼重治、佐藤義則、原⽥誠、⼩⼭真⼀、伊藤卓志、野村茂雄、柴原格、⾼速炉炉⼼材料⽤改良オーステナイト鋼の開発、
⽇本原⼦⼒学会誌 Vol.36, No.5 (1994).
[4] T. Uwaba, M. Ito, T. Mizuno, Irradiation Performance of Fast Reactor MOX Fuel Assemblies Irradiated to High Burnup, J. Nucl. Sci.
Technol. 45 (11) (2008) 1183-1192.
⾼強度フェライト鋼（PNC-FMS）[5] ⿅倉栄、野村茂雄、鵜飼重治、瀬下⼀郎、加納洋⼀、桑島幸夫、伊藤卓志、蔦⽊浩⼀、藤⽥利夫、⾼速炉炉⼼材料としての⾼強度
フェライト/マルテンサイト鋼の開発、⽇本原⼦⼒学会誌 Vol.33, No.12 (1991).
[6] Y. Yano, T. Kaito, T. Tanno, S. Ohtsuka, Weldability of dissimilar joint between PNC-FMS and Type 316 steel under electron beam
welding, J. Nucl. Sci. Technol. 52 (4) (2015) 568-579.
酸化物分散強化型（ODS）フェライト鋼[7] S. Ukai, T. Kaito, S. Ohtsuka, M. Fujiwara, T. Kobayashi, Production and Properties of Nano-scale Oxide Dispersion Strengthened(ODS) 9Cr Martensitic Steel Claddings, ISIJ Int. 43 (12) (2003) 2038-2045.
[8] 鵜飼重治、皆藤威⼆、⼤塚智史、藤原優⾏、⼩林⼗思美、9Cr-ODSフェライト/マルテンサイト鋼燃料被覆管の開発、まてりあ 第45
巻 第1号 (2006).
[9] S. Ohtsuka, S. Ukai, H. Sakasegawa, M. Fujiwara, T. Kaito, T. Narita, Nano-mesoscopic structural characterization of 9Cr-ODS
martensitic steel for improving creep strength, J. Nucl. Mater, 367-370 (2007) 160-165.
[10] T. Tanno, M. Takeuchi, S. Ohtsuka, T. Kaito, Corrosion behavior of ODS steels with several chromium contents in hot nitric acidsolutions, J. Nucl. Mater. 494 (2017) 219-226.
[11] Y. Yano, T. Tanno, H. Oka, S. Ohtsuka, T. Inoue, et al., Ultra-high temperature tensile properties of ODS steel claddings under
severe accident conditions, J. Nucl. Mater. 487 (2017) 229-237.
[12] M. Seki, K. Hirako, S. Kono, Y. Kihara, T. Kaito, S. Ukai, Pressurized resistance welding technology development in 9Cr-ODS
martensitic steels, J. Nucl. Mater. 329‒333 (2004) 1534-1538.

2E_PL03
2022年秋の大会
材料部会セッション

小型炉・次世代炉とその材料の研究開発の現状と将来展望
Research and Development of SMR/Gen-4 and Related Materials

高速炉の安全性向上のための
高次構造制御炭化ホウ素基セラミックス制御材の開発
Development of Highly Microstructure-Controlled Boron Carbide-Based Ceramic Neutron Absorbers for
Improving the Safety of Fast Reactors＊
吉田 克己 1，鈴木 達 2，前田 宏治 3
1
東工大，2 物材機構，3 原子力機構
1. はじめに
高速炉の制御材として用いられている炭化ホウ素（B4C）ペレットは、中性子吸収反応により生じるヘリウ
ムガスの蓄積による体積膨張及び不均一発熱に伴う熱応力により割れが生じ、その結果、機械的相互作用に
より制御棒被覆管が破損することがある。そのため、高速炉の安全性確保のためには、上記課題を克服した制御材の開発が必須である。本研究では、高次構造制御 B4C 基セラミック制御材の製造技術を新規に開発し、高性能制御材の開発を行うことで高速炉の安全基盤技術を発展させることを目的とした。また、開発した制御材について既存の検査技術の適用性の検討及び技術継承を行うとともに、最新の検査技術の適用性等を評価することで高度化を検討し、将来の高速炉制御材に関する安全基盤技術を維持・発展させることを目的とした。本発表では、文部科学省原子力システム研究開発事業の一環で平成 28 年度から令和元年度に実施した「高速炉の安全性向上のための高次構造制御セラミック制御材の開発」で得られた研究成果について、高次構造制御 B4C 基セラミック制御材開発に関する研究成果を紹介する。
2. 本研究開発の概要
図１に本研究の開発目標である高次構造制御 B4C 基セラミック制御材の概念図を示す。本研究では、B4Cの粒子径や配向性等の粒子自体の微構造制御と同時に気孔径、気孔形状、気孔配向等を同時に制御する（高次構造制御）ことで、熱的・機械的特性に優れ、中性子吸収時に生成するヘリウムを過剰に蓄積せずに放出し、体積膨張を抑制
する、高速炉の安全性の向上を目指した
B4C 基セラミック制御材の開発を目的とした。高次構造制御プロセスとして、鋳込み型面に平行な面内に気孔形成材（造孔材）を配向させるスリップキャスティング法及び 10 テスラ以上の強磁場下で結晶及び造孔材を配向させる強磁場配向プロセスを用い、貫通型気孔を有する高次構造制
御 B4C 基セラミック制御材の創製を目指

図1

本研究の高次構造制御 B4C 基セラミック制御材の概念図した。また、カーボンナノチューブ（CNT）の添加・配向制御による B4C 基セラミック制御材の熱的・機械的特性の向上を図った。開発する制御材の気孔率は、中性子吸収能の観点から従来材と同等（10 %程度）とし、熱伝導率は熱応力緩和の観点から従来材よりも高い値を目標とした。また、耐熱衝撃性に優れ、ヘリウム放出能を有する気孔形態を持つ B4C 基セラ
ミック制御材の開発を目指した。さらに、高速炉用制御材製造メーカーと共同し、B4C 基セラミック制御材
について既存の検査技術の適用性の検討及び技術継承を行うとともに、最新の検査技術の適用性等を評価することで高度化を検討し、将来の高速炉制御材に関する安全基盤技術を維持・発展させることを目標と2022 年日本原子力学会-2E_PL03-

2E_PL03
2022年秋の大会した。
3. 高次構造制御 B4C 基セラミック制御材の開発
3-1. 高次構造制御による B4C 基セラミック制御材の作製
スリップキャスティング（鋳込み成形）とは、粉体を溶媒中に分散させてサラサラ流れる泥漿（懸濁液）を調製し、この懸濁液を石膏型等の多孔質の鋳型に流し込み、型の吸水性により懸濁液中の液体を除去して固化体を得る手法である。
多孔質型による吸水性制御を図ることにより、本研究で目的とする造孔材や CNT の配向も可能である。スリップキャス
ティングは、特殊な設備や大型な設備は必要なく、コストも低く、複雑形状を成形できる安価な優れた成形方法である。
スリップキャスティングは、古くは 1700 年代から利用されはじめ、現在でも工業的に広く利用されている。また、強磁

図2

強磁場配向 B4C 基セラミック制御材の XRD パターン（B4C の c 軸配向）

場配向プロセスでは、磁気による粒子の回転には、結晶磁気異方性に起因する磁気トルクを利用する。その結晶が、正方晶、六方晶、また層状構造のように非対称な構造であるなら
ば、結晶軸方向に依存した磁化率に異方性が存在し、その磁気異方性と磁場の相互作用により磁気トルクが発生し、磁化エネルギーを安定にする方向へ粒子が回転する。しかしながら、常磁性・反磁性体の磁化率は小さく、強磁場を用いたとしても磁気トルクは僅少となる。粒子間の相互作用が大きく、粒子間引力が強くなり凝集している場合には、個々の粒子の回転が妨げられ、磁場の効果が十分に得られない。この

図 3

ため個々の粒子が分散して回転しやすい状況にあることがB4C 基セラミック制御材断面の SEM 写真

貫通型配向気孔を有する強磁場配向重要である。本研究で用いる B4C は結晶構造に異方性があるため、強磁場下での配向構造制御が可能である。
作製プロセスの最適化を図ることで達成目標値である 5-10 %の気孔率を有する高次構造制御 B4C 基セラミ
ック制御材が得られることを明らかにした。また、無磁場スリップキャスティング法では二次元的にランダムに配向した貫通型気孔及び CNT を有する高次構造制御 B4C 基セラミック制御材が作製可能であり、強磁場配向プロセスでは B4C 結晶及び貫通型気孔を同時に制御した B4C 基セラミック制御材の作製に成功した（図 2、図 3）。
3-2. 高次構造制御 B4C 基セラミック制御材の特性評価
高次構造制御 B4C 基セラミック制御材について、高次構造制御により導入した貫通型気孔の配向角度分布を定量的に算出するとともに、その形成過程についても明らかにした（図4）。また、強磁場配向プロセスにより B4C 結
晶の c 軸方向及び貫通型気孔が一軸配向していることを確認した（図 2〜図 4）。熱的及び機械的特性評価では、CNT 添加、貫通型気孔の導入、B4C 結晶配向が B4C 基セラミック制
御材の特性に与える影響を明らかにし、CNT

図 4 強磁場配向及び無配向 B4C 基セラミック制御材内の添加及び貫通型気孔の導入によって実機 B4C

柱状気孔の 3D マッピング像及び柱状気孔配向角分布2022 年日本原子力学会-2E_PL03-

2E_PL03
2022年秋の大会
制御材よりも優れた耐熱衝撃性を有する B4C 基セラミック
制御材が得られることを明らかにした（図 5）。高速イオン
ビーム照射装置を用いたヘリウム照射実験では、照射試料の加熱によるヘリウム放出挙動評価を行い、高次構造制御
による貫通型気孔の導入が B4C 基セラミック制御材の内部に存在するヘリウムガスの放出に有効であることを明らかにした（図 6）。以上の結果から、耐熱衝撃性の向上に加えて、ヘリウムガスが速やかに材料内部から放出されることで B4C 制御材の割れや欠けを抑制することが可能と考えら

図 5 熱衝撃試験後の残存強度（室温）れ、高速炉制御棒の長寿命化が期待される成果であるとい
える。

m/z=4

4. おわりに①気孔あり

本研究では、高速炉の安全性の向上を目指した高次構造
制御 B4C 基セラミック制御材の開発を目的とし、最適化したプロセスに基づいて作製することで、二次元ランダム配

②気孔なし
ブランク
(He照射なし)

向及び配向制御した貫通気孔及び CNT を有する高次構造
制御 B4C 基セラミック制御材を得ることに成功した。また、
CNT 添加、貫通型気孔の導入、B4C 結晶配向が B4C 基セラ

図 6 強磁場配向 B4C 基セラミック制御材

ミック制御材の特性に与える影響を明らかにし、CNT 添加のマスクロマトグラムと粒内のヘリウム及び貫通型気孔の導入によって実機 B4C 制御材よりも優れ

バブルの様子（TEM 写真）

た耐熱衝撃性を有する B4C 基セラミック制御材が得られることを明らかにした。高速イオンビーム照射装置によりヘリウム照射した試料について加熱によるヘリウム放出挙動を評価し、貫通型気孔の導入が B4C 基セラミック制御材の内部に存在するヘリウムガスの放出に有効であることを明らかにした。以上の結果から、本研究で開発した高次構造制御 B4C 基セラミック制御材により、高速炉制御棒の長寿命化が期待される成果であるといえる。非照射材を用いたサーベイ評価はほぼ終了し、その評価はおおむね良好であることから、今後は実際の高速実験炉「常陽」等での高速中性子を用いた照射実験により、その優位性を確認することが重要であると考えられる。
謝辞
本研究は、文部科学省原子力システム研究開発事業の一環で平成 28 年度から令和元年度に実施した「高速炉の安全性向上のための高次構造制御セラミック制御材の開発」の成果である。
参考文献
・

S. Azuma, T. Uchikoshi, K. Yoshida, T. S. Suzuki, “Preparation of textured B4C compact with oriented poreforming agent by slip casting under strong magnetic field,” Journal of the Ceramic Society of Japan, 126 [10],832-838 (2018).

・

R. S.S. Maki, M. Fajar, J. Maletaskic, A. V. Gubarevich, K. Yoshida, T. Yano, T. S. Suzuki, T. Uchikoshi,“Evaluation of thermal shock fracture resistance of B4C/CNT composites with a high-frequency inductionheating furnace,” Materials Today; Proceedings, 16, Part 1, 137-143 (2019).

・

M. Fajar, A. Gubarevich, R. S.S. Maki, T. Uchikoshi, T. S. Suzuki, T. Yano, K. Yoshida, “Effect of Al2O3
addition on texturing in a rotating strong magnetic field and densification of B4C,” Ceramics International,
45[15], 18222-18228 (2019).

・

S. Azuma, T. Uchikoshi, K. Yoshida, T. S. Suzuki, “Fabrication of textured B4C ceramics with oriented tubal
pores by strong magnetic field-assisted colloidal processing,” Journal of the European Ceramic Society, 41[4],2022 年日本原子力学会-2E_PL03-

2E_PL03
2022年秋の大会
2366-2374 (2021).
・

R. S.S. Maki, F. Muhammad, J. Maletaskic, A. V. Gubarevich, K. Yoshida, T. Yano, T. S. Suzuki, T. Uchikoshi,“Effect of CNT addition and its orientation on thermal shock resistance of B4C/CNT composites fabricated by
hot-pressing,” Journal of Asian Ceramic Societies, Published online 31 Mar 2022.

*Katsumi Yoshida1, Tohru S. Suzuki2 and Koji Maeda3
1Tokyo Tech, 2NIMS, 3JAEA

2022 年日本原子力学会-2E_PL03-

2022年秋の大会
材料部会企画セッション

日立の新型炉開発について
2022年9月8日
日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社
日野 哲士© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

Contents
1. 日立の新型炉開発のねらい
2. 高経済性小型軽水炉BWRX-300
3. 軽水冷却高速炉RBWR
4. 金属燃料小型Na冷却高速炉PRISM
5. まとめ© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

マスタ タイトルの書式設定
1. 日立の新型炉開発のねらい

原子力の受け入れ拡大および原子力サプライヤの活性化を図る
日立の開発炉型

 実績と革新技術でカーボンニュートラルとその先の燃料サイクルに寄与
カーボンニュートラルへの貢献

廃棄物・資源問題への対応

ABWR/BWR+安全設備追加

軽水冷却高速炉
RBWR

経産省補助事業NEXIPで開発を進める• BWRX-300

実証済技術の最大活用• RBWR• PRISMについて概要を紹介

革新技術でさらなる安全性
経済性向上

高経済性小型軽水炉
BWRX-300

金属燃料小型Na冷却高速炉
PRISM© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

2.

Contents
1. 日立の新型炉開発のねらい

2. 高経済性小型軽水炉BWRX-300
3. 軽水冷却高速炉RBWR
4. 金属燃料小型Na冷却高速炉PRISM
5. まとめ© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

タイトルの書式設定
2-1. マスタ
BWRX-300の概要“シンプルなシステム”を追求し高い安全性・信頼性と経済性を両立
主な特徴
原子炉と一体化した隔離弁
主要仕様

BWRX-300

ABWR

電気出力(MWe)

～300

1350

再循環ポンプ
非常用
炉心冷却ポンプ

10不要(自然循環力活用)

6

非常用安全系

静的

動的

特定重大事故等
対処施設

縮小または
不要*

要

非常用
ディーゼル発電機

3* 北米では不要。国内導入時の縮小または削除について今後検討

大容量冷却プール＋
静的安全系(非常用復水器:ICS)
地下埋設型原子炉格納容器
外部ハザード、テロに対する安全性とセキュリティを向上© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

4.

タイトルの書式設定
2-2. マスタ
原子炉と一体化した隔離弁

隔離弁と圧力容器の間の溶接部を無くし、配管の大破断事故を回避
BWRX-300
二重化した隔離弁を圧力容器とフランジで接続
主蒸気隔離弁
大破断発生個所を隔離弁よりも外側に限定し冷却材喪失事故の影響を緩和
圧力容器

主蒸気配管

© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

5.

タイトルの書式設定
2-3. マスタ
非常用復水器(ICS)

簡素な操作で事故を収束
大容量冷却プール(ICS系統毎に分離)①原子炉と一体化した隔離弁を閉止②ICSの起動弁を開放
 原子炉の蒸気を自然循環力で大容量冷却プール内の熱交換器に導く
 3台あるICSの内、1台が起動に成功すれば崩壊熱除去、減圧が可能
 大容量冷却プールにより外部動力・支援、運転員操作なしで7日間冷却維持© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

6.

タイトルの書式設定
2-4. マスタ
BWRX-300の経済性

大幅な簡素化と新技術採用により、大型炉と同等以上の経済性を実現
敷地面積

BWRX-300完成予想図

さらなる経済性向上策
ABWRの約1/3.5

モジュール化による建設工程短縮
特定重大事故等対処施設(特重)縮小、削減
一般産業での新工法(立坑シールド法)採用
鋼板ブロック工法採用
先進建設工法(鋼板ブロック)https://steelbricks.co.uk/
SteelBricks.aspx
豊田スタジアムhttps://nagoya-grampus.jp/news/ticket/2019/06144-32.php

サッカー場に収まる大きさ(赤枠内)

小型炉の課題であった“スケールデメリット”を克服© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

7.

Contents
1. 日立の新型炉開発のねらい
2. 高経済性小型軽水炉BWRX-300
3. 軽水冷却高速炉RBWR

4. 金属燃料小型Na冷却高速炉PRISM
5. まとめ© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

マスタ タイトルの書式設定
燃料サイクルの課題と対応① 2030～2040年
 プルサーマル推進、使用済燃料削減

軽水冷却高速炉
RBWR② 2040～2060年

 プルサーマル推進、使用済燃料削減しつつ高速炉本格導入に向けてPu確保
 高速炉早期建設による技術実証、
技術・人材・サプライチェーン維持・発展

金属燃料小型Na冷却高速炉
PRISM③ 2060年～
 高速炉導入推進、核燃料サイクルの確立© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

9.

タイトルの書式設定
3-1. マスタ
RBWRの概要

冷却水沸騰と稠密燃料により軽水炉で高速中性子を利用
サイクル技術進展およびニーズに合わせて導入

タービン建屋

四角格子RBWR
Pu利用促進高速炉への継続性

原子炉建屋

4m

• 既設炉にバックフィット• 現行の再処理･MOX燃料技術利用

炉心

プラント概観

現在開発を注力

圧力容器

冷却水(沸騰) 燃料棒
六角格子RBWR
廃棄物燃焼
資源持続性

2.4m

• 燃料多重リサイクル© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

10.

タイトルの書式設定
3-2. マスタ
四角格子RBWRの中性子スペクトル

燃料集合体の中央部は六角格子に近いスペクトル

中性子束(相対値)

既設炉にバックフィットしつつ、硬いスペクトルを活用してプルサーマルを高度化
六角格子(炉心平均)
0.2

現行BWR(炉心平均)
0.10
1.E-03四角格子(炉心平均)

四角格子(中央燃料棒セル)

燃料集合体間水ギャップ

1.E-01

1.E+01

1.E+03

中性子エネルギー (eV)

1.E+05

1.E+07© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

11.

タイトルの書式設定
3-3. マスタ
四角格子RBWRのねらい

高速炉本格導入までの燃料サイクル課題に柔軟に対応
2020
2030
▼六ヶ所再処理竣工(’22)
分離済みPu利用

～2100

2050

Pu・MA多重リサイクル▲第二再処理竣工(’60～)

核廃棄物対策
燃料サイクル
課題

使用済ウラン燃料削減(再処理で回収したPuの利用が必要)
使用済MOX燃料削減
高速炉立上げに必要なPu確保
8×8MOX～10×10MOX

日立の対応

四角格子RBWR
実績活用

MA: マイナーアクチニド(Pu以外の超ウラン元素)

資源有効利用六角格子RBWRPRISM(本格導入)© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

12.

タイトルの書式設定
3-4. マスタ
四角格子RBWRの導入効果例

分離済みPu利用促進と高速炉立上げに向けたPuf確保を両立
四角格子RBWR×1基でBWRで生じる使用済燃料増加を抑制

BWRプルサーマル[1]

150

使用済燃料
増加割合
(tHM/年)

核分裂性Pu(Puf)を温存、
長期貯蔵後も高速炉で再利用可
0.7

冷却期間が長期化してもPu組成の回復プロセスなしで高速炉で再利用可

0.6

100
評価条件
■BWR発電量14.9GWe(原子力比率22%の半分)■Pu利用とバランスする分だけ
再処理

50
0

四角格子RBWR

-50

0

2

ABWR×1基でのPu利用量 (tPu/年)

核分裂性 0.5
Pu割合(Puf/TRU)

四角格子RBWR

0.4

高次化燃料に対する
高速炉設計例[2]0.3BWRプルサーマル[1]

0.2

評価条件
■装荷時の核分裂性Pu/TRU=0.67

0

50

100

150

200

使用済MOX燃料の冷却期間 (年)[1] 安藤良平他、使用済軽水炉燃料の核種組成評価、JAERI-Research 99-004 (1999)に基づく[2] 高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究 フェーズII技術検討書(2006)© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

13.

タイトルの書式設定
3-5. マスタ
四角格子RBWRの主な開発項目

炉心・燃料の開発に集約される
 現行BWRと異なる中性子スペクトル・熱水力条件に対する評価手法適用性確認
 実炉照射実績範囲を超えるPu含有率・燃焼度での被覆管・ペレット適用性確認
熱水力パラメータ
現行燃料 四角格子a

Pu含有率と燃焼度
稠密燃料試験*

四角格子a

燃料棒配列

正方

正方

三角

燃料棒外径
(mm)

バンドル平均Pu含有率(wt%)

～13

10～12

8.0

12.3,13.0 6.4,7.1

ペレット最高Pu含有率(wt%)

18

燃料棒棒間
ギャップ(mm)

2.5～4

2.0

1.0,1.3

取出平均燃焼度(GWd/t)

55

水力等価
直径(mm)

ノード最高燃焼度(GWd/t)

～90

10～14

6.1

2.4～4.4 4.2～6.5

1.5～2.3* W. LIU, et al., J. Nucl. Sci. Technol., Vol. 44, pp. 558-571 (2007)
M. KURETA, et al., JAEA-Data/Code 2006-007 (2006)
B.W. LETOURNEAU, et al., WAPD-TM-1013 (1975)a) 設計例© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

14.

Contents
1. 日立の新型炉開発のねらい
2. 高経済性小型軽水炉BWRX-300
3. 軽水冷却高速炉RBWR

4. 金属燃料小型Na冷却高速炉PRISM
5. まとめ© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

タイトルの書式設定
4-1. マスタ
PRISMの概要

革新技術採用で国内早期実証を目指した小型モジュール炉
原子炉モジュール
• 米国EBR-Ⅱ実績をベースにGEが開発• 国内導入に向けた開発を推進中(出力311MWe）

タンク型原子炉容器

金属燃料• 溶接配管が少なく
冷却材喪失事故リスク低• 熱を伝えやすく、出力上昇に対する裕度大• 燃料密度が高くコンパクト

ガス
プレナム
燃料
遮蔽体

空冷・自然循環の崩壊熱除去系(RVACS)

炉心© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

16.

タイトルの書式設定
4-2. マスタ
金属燃料

高い中性子経済性と熱伝導率による炉心高性能化と安全性
高い熱伝導率軽水炉<<MOX燃料高速炉＜金属燃料高速炉

冷却材流量喪失時に冷却材温度が上昇した場合
酸化物燃料よりもドップラー反応度が負冷却材出口温度(華氏)

豊富な余剰中性子

廃棄物燃焼(有害度低減)と燃料増殖(資源有効利用)の両立

引用：有江和夫、「金属燃料高速炉による放射性廃棄物の消滅処理」、
国際シンポジウム「放射性廃棄物低減に向けた現状と将来の展望」～ゼロリリースを目指して～ (2014/10)

約700℃

米国実験炉EBR-II
全電源喪失スクラム失敗実験(1986/4)

全自然循環方式の崩壊熱除去システムと合わせ受動安全性を実現© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

17.

タイトルの書式設定
4-3. マスタ
崩壊熱除去システム(RVACS)

自然循環のみで崩壊熱を除去。運転操作を必要とせず事故収束
 Na温度が上昇、膨張し原子炉壁側に移行すると、原子炉外壁の温度上昇により格納容器内の自然循環除熱量が増加。金属燃料の負の反応度と相まって事故収束①Naが原子炉壁側に移行
IHX②空冷により崩壊熱除去(RVACS)

電磁
ポンプ

低温側Na
免震装置
温度上昇
↓
密度低下
↓
反応度低下

温度上昇時に負の反応度が投入

炉心

原子炉容器
格納容器

RVACS: Reactor Vessel
Auxiliary Cooling System© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

18.

Contents
1. 日立の新型炉開発のねらい
2. 高経済性小型軽水炉BWRX-300
3. 軽水冷却高速炉RBWR
4. 金属燃料小型Na冷却高速炉PRISM
5. まとめ© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

マスタ タイトルの書式設定
5. まとめ 日立は、立地柔軟性・経済性・資源持続性等の社会的要請に応える新型炉として、BWRX-300、RBWR、PRISMを開発中• BWRX-300：小型化･簡素化により安全性と経済性の両立をめざした
次世代小型軽水炉(電気出力300MW級)• RBWR：軽水冷却高速炉。高速炉への移行までに生じうる課題に対応すべく、既設炉にバックフィットできる四角格子タイプにフォーカスして開発中• PRISM：固有安全性を追求した金属燃料･液体金属冷却の革新的高速炉。
米国では実証炉(NatriumTM)の建設も計画されている
 日米英国際協力の枠組み、大学･国立研究機関等と連携し、これらの炉の開発を推進© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2022. All rights reserved.

20.

III. 第 20 回 材料部会夏期セミナー報告
国内学術小委員 外山健（東北大）、小林知裕（電中研）
2022 年度の夏期セミナーは、材料部会が単独で、7 月 12 – 15 日の 4 日間、オンラインで開催しました。内容は下記の通りです。参加者は 43 名でした。
7 月 12 日（火）開会挨拶

福元 謙一（福井大学）

原子力材料・燃料のリスクをどう考えるか 材料研究者はどうあるべきか

阿部 弘亨（東京大学）

原子炉用燃材料開発のための照射技術と照射後試験技術

土谷 邦彦（JAEA）

キャリアパス紹介

小林 知裕（電力中央研究所）

7 月 13 日（水）軽水炉プラントにおける応力腐食割れの特徴と理解

阿部 博志（東北大学）

電子顕微鏡でできること・できないこと・できることの技術的難易度

松川 義孝（熊本大学）

アトムプローブトモグラフィによる原子力材料の劣化機構の解明

小林 知裕（電力中央研究所）

7 月 14 日（木）機械強度試験におけるサイズ効果

笠田 竜太（東北大学）

小角散乱法の基礎と ODS 鋼評価への応用

大沼 正人（北海道大学）

キャリアパス紹介

端 邦樹、丹野 敬嗣（JAEA）

7 月 15 日（金）材料照射損傷のマルチスケールモデリング渡辺 淑之（QST）

陽電子消滅法による原子力材料中の照射欠陥の検出

外山 健 （東北大学）

キャリアパス紹介

小山 正弘（三菱重工業株式会社）

閉会挨拶

西山 裕孝（JAEA）

講師の方々には、講義やキャリアパス紹介にご協力いただきましたことを深く感謝申し上げます。また、ご参加いただいた方々にも深く感謝申し上げます。
2023 年度の夏期セミナーも材料部会の単独開催の予定です。
以上

69IV. 材料部会功績賞、若手優秀賞よろこびのことば
功績賞：原子炉・核融合炉材料の照射劣化のマルチスケールモデリングに関する教育研究活動京都大学エネルギー理工学研究所

森下 和功

私はこれまで、原子力・核融合炉材料の照が示されたからではないかと思います。そ射劣化モデリングとシステム保全の教育研の後、Tomas Diaz de la Rubia 博士（当時

究に取り組んできました。図らずも、このた

LLNL）が明確にマルチスケールモデリング

び私たちの取り組みをこのような形で評価という言葉を使い出しました。もちろん、あしていただき、福元部会長より、この栄えあらゆる現象はマルチスケールですから、照る賞を賜りましたことはこの上ない喜びで

射劣化の分野以外にも同様のコンセプトはあり、関係者の皆様に深く御礼申しあげたありました。熱統計力学はまさにそういういとます。マルチスケールモデリングは、現学問ですし、たしか機械系ではミクロ・マク

象をさまざまな時間・空間スケールで観察

ロ相関という言葉が使われていたと思いまし、それらを紡いで全体を明らかにする行す。しかし、このマルチスケールという言葉為です。私が学生時代から取り組んできたが定着したことで、時間・空間スケールをいテーマですが、このたびの受賞に際し、恩かに紡ぐか、いかに異なるスケールに繰り師、共同研究者の皆様、学生らと、ともにこ込むかの視点が、さまざまな分野に共通のの栄誉を分かち合いたいと思います。

理解になったと思います。

材料の照射劣化プロセスは、一般に、衝突

それから 30 年弱。異なるスケールを紡ぐ

過程、冷却過程、熱化過程、拡散過程に分け作業はなかなか完成しません。このテーマて整理されます。原子力のシステム保全をを次の世代にいかに紡ぐかが、今の私のも考える際、材料の照射劣化を予測する必要

っぱらの目標かもしれません。この賞に恥がありますが、そのためには、まずこれら４

じぬよう今後も精進したいと思います。

つの過程を理解することから始まります。
私の理解では、このプロセスをこのように明示的に整理したのは桐谷道雄先生（当時名古屋大）です。これをもとに、関村直人先生（東京大）と Howard L. Heinisch 博士（当時 PNNL）が各過程の理解に必要な評価法をスケールごとに整理し、時間的スケール
を Diagram の形で示しました。それがまさに私が博士課程の学生だったころの話です。
2022 年秋の大会材料部会授賞式．茨城大

各現象を個別に評価する試みはそれまでに学・日立にて．福元部会長（左）と筆者もありましたが、それらをつないでいこうという機運が生まれたのは、その diagram70

若手優秀賞：「核融合ダイバータ高性能化のための新材料研究と高強度接合開発」
核融合科学研究所 能登 裕之

この度は歴史ある日本原子力学会材料部

性向上だけではなく、分散強化によるヒー会若手優秀賞を賜り光栄に思います。今回

トシンク銅合金の研究にも取り組み、高強受賞させていただいた研究内容は、私が現度化と分散強化銅に最適な合金化プロセス

在所属している自然科学研究機構核融合科の発見に至りました。この銅合金研究にお学研究所に入所以来、研究開発を続けて参いては、全国の研究機関と連携（核融合科

りました固体ダイバータ高性能化のための学研究所LHD計画共同研究）して実施され材料開発に関する成果であり、このようなました。参画していただいた先生方には深

名誉ある賞として評価していただけたこと

く感謝申し上げます。

はたいへんうれしく思っております

今後は、さらに大きな発展へ向け、精進

これまで、私はダイバータコンポーネン

してまいります。そして原子力材料におけトに関し材料ごとに研究を行ってきましる学術的発展にいっそう貢献していきたい

た。具体的には、プラズマ対向面のアーマと考えております。繰り返しになります

ー材料となり直接的に耐熱性が求められるが、このたびは誠にありがとうございまし「タングステン」、除熱パイプおよび支持た。

構造体となり冷却の要となる「銅合金」です。
この２つのターゲットの中で一番注力したのが、タングステン（Ｗ）材料の高性能化であり、「粒界強化」と呼ばれる技術の研究であります。この粒界強化法を応用することより1600度以上の高温域において、通常の圧延Wと比べ、組織安定性の向上・機械的特性低下の抑制に成功いたしました。この1600度という温度は、現在核融合

賞状と表彰盾科学研究所で開発が進む新型平板ダイバー
タにおいて30MW/m2以上の熱負荷に晒されたときの表面温度に相当します。このようなタングステン開発研究の基礎とし、参考としたのが、粒界強化Wとして有名なW1.1wt%TiC合金や原子力材料として長年研究されてきた酸化物分散強化合金のプロセスです。
この技術に基づき、タングステンの耐熱71V. 関連する国際会議のリスト
TMS 2023 Annual Meeting & Exhibition
会期：March 19–23, 2023
場所：San Diego, California, USA
ホームページ：https://www.tms.org/AnnualMeeting/TMS2023
申込締切： September 9, 2022
材料系の学会としては MRS と双璧を成す The Minerals, Metals & Materials Society (TMS)の年会です。MRS と同様、本来これは米国の国内会議なのですが、会員の多くが国外在住者ということで、実質的に国際会議と似た状態になっています。米国では、そこで学位を取得した留学生が、帰国後もそのまま学会に在籍し続ける場合が多いため、必然的に学会が国際的になっていきます。TMS の会員数は現在 13,000 人で 70 か国に分布しており、年会には毎回 4,000 人以上が参加します。MRS と比較すると、こちらの方がやや老舗で、そのせいか雰囲気はこちらの方が日本の金属学会に近いという印象です。
2023 MRS Spring Meeting & Exhibit
会期：April 10–14 (現地開催), 25–27 (オンライン), 2023
場所：San Francisco, California, USA
ホームページ：https://www.mrs.org/spring2023/
申込締切：October 27, 2022
材料系の学会としては最大規模を誇る Materials Research Society (MRS) の春期大会です。
本来これは米国の国内会議ですが、会員 14,000 人の内訳の半数以上が国外在住（90 か国）ということで、実質的には国際会議になっています。会議には毎回 5,000–6,000 人が参加します。今回は対面とオンラインのハイブリッド開催です。
ISFNT: 15th International Symposium on Fusion Nuclear Technology
会期：April 23–28, 2023 → September 10–15, 2023
場所：Hefei, China → Las Palmas de Gran Canaria, Spain
ホームページ：http://www.isfnt.com/#/home → https://isfnt2023.com/
申込締切：September 30, 2022 → January 15, 2023
核融合に関するサイエンスとエンジニアリングを橋渡しすることに主眼を置いた国際会議です。三年毎に米国・アジア・ヨーロッパの持ち回りで開催されます。1988 年に開催された第一回目の開催地は日本でした。今回の会議は当初 2022 年に開催予定でしたが、 2023
年に延期になりました。延期された当初は中国で 4 月に開催される予定でしたが、コロナの影響で開催地はスペイン、開催時期も 9 月に変更されました。それに伴って申込締切も延期されました。
ICONE30: 30th International Conference on Nuclear Engineering
会期：May 21–26, 2023
72

場所：Kyoto, Japan
ホームページ：https://event.asme.org/ICONE
申込締切：October 16, 2022
米国機械学会(ASME)・日本機械学会・中国原子力学会が共同で主催する、原子力工学に特化した国際会議です。ヨーロッパで開催されることもあり、その場合は現地の機械学会も共催となります。今回は日本で開催され、オーガナイザーは東大の岡本孝司先生です。
2023 ANS Annual Meeting
会期：June 11–14, 2023
場所：Indianapolis, Indiana, USA
ホームページ：https://www.ans.org/meetings/am2023/
申込締切：February 6, 2023
American Nuclear Society（米国の原子力学会）の年会です。これも TMS や MRS と同様、米国の国内会議ですが、会員（10,000 人）の多くが国外在住（40 か国）ということで、実質的に国際会議に近い状態になっています。
SOFE 2023: IEEE 30th Symposium on Fusion Engineering
会期：July 9–13, 2023
場所：Oxford, UK
ホームページ：https://sofe2023.co.uk/
申込締切：October 14, 2022
IEEE（米国電気電子学会）が主催する、核融合工学に関する会議です。二年毎に開催されます。2017 年までは 52 年間、全て米国で開催されていましたが、今は米国・アジア・ヨーロッパの持ち回りになったようです。
Top Fuel 2023
会期：July 18–21, 2023
場所：Xi’an, China
ホームページ：https://www.euronuclear.org/project/topfuel2023-july-2023-xian-china/
申込締切：December 16, 2022
軽水炉の燃料に関する国際会議です。軽水炉では、燃料被覆管は核燃料の一部という扱いになっているので、事故耐性燃料被覆管の開発や腐食特性の改善といった材料の研究も含まれます。米国・アジア・ヨーロッパの持ち回りで毎年開催されます。
REI-21: 21st International Conference on Radiation Effects in Insulators
会期：September 3–8, 2023
場所：Fukuoka, Japan
ホームページ：https://rei21.kyushu-u.ac.jp/
申込締切：未定73

“絶縁体の国際会議”と謳っていますが、材料系の研究者には、“セラミックスの照射効果の国際会議”と言った方がわかりやすいかもしれません。二年毎に開催されます。開催地はフィンランド（17）、インド（18）、フランス（19）、カザフスタン（20）といった具合にバラエティーに富んでいるのが特徴です。今回の開催地は日本で、オーガナイザーは九大の安田和弘先生と原子力機構の石川法人さんです。
ICFRM-21: The 21st International Conference on Fusion Reactor Materials
会期：October 22–27, 2023
場所：Granada, Spain
ホームページ：https://www.icfrm-21.com/
申込締切：January 30, 2023
核融合炉材料の国際会議です。二年毎に米国・アジア・ヨーロッパの持ち回りで開催されます。1984 年に開催された第一回目の開催地は日本でした。Conference Proceedings がそのまま Journal of Nuclear Materials 誌に特集号として掲載されるという伝統があるため、材料系の研究者（特にドクターの学生）にとっては大変ありがたい存在です。
2023 MRS Fall Meeting & Exhibit
会期：November 26– December 1, 2023
場所：Boston, Massachusetts, USA
ホームページ：https://www.mrs.org/fall2023/
申込締切：未定 (申込開始は May 2023)
MRS の秋期大会です。
NuMat 2024
会期：未定
場所：未定
ホームページ：https://www.elsevier.com/events/conferences/the-nuclear-materialsconference2010 年から始まった比較的新しい国際会議です。軽水炉や核融合炉の燃料および材料を取り扱います。学術雑誌の出版社としてお馴染みの Elsevier が運営を主導している異色の会議です。当然 Conference Proceedings は同社の Journal of Nuclear Materials 誌と連携しているのですが、掲載されるのは一部のみです。ジャーナルに掲載する論文の質を担保するための措置のようですが、ドクターの学生にとっては悩ましい話です。二年毎に開催され、次回は 2024 年で確定です。開催地はやはり米国・アジア・ヨーロッパの持ち回りです。
前回はベルギーでした。
SOFT 2024: 33rd Symposium on Fusion Technology
会期：未定
場所：未定
74

ホームページ（前回）：https://soft2022.eu/
ヨーロッパの核融合研究コミュニティーが主催する、核融合工学に関する国際会議です。
これまで二年毎に開催されており、前回は 2022 年なので、次回はおそらく 2024 年です。
Tritium2025
会期：未定
場所：未定
ホームページ（前回）：https://www.tritium2022.ro/
トリチウムに関する国際会議ですが、材料関係の発表も多いです。これまで三年毎に開催されており、前回は 2022 年なので、次回はおそらく 2025 年です。これは元々American
Nuclear Society から派生した会議ということもあり、Conference Proceedings は同学会が出版する Fusion Science and Technology 誌に特集号として掲載されます。

75

Ⅵ. 運営小委員会 委員名簿
部

会

長：

福元謙一（福井大学）

副 部 会 長：西山裕孝（日本原子力研究開発機構）

財 務 小 委 員 長：

田中重彰（東芝エネルギーシステムズ株式会社）

編 集 小 委 員 長：

岡編集小委員会委員：

松川義孝（熊本大学）

弘（北海道大学）

広 報 小 委 員 長： 端 邦樹（日本原子力研究開発機構）
広報小委員会委員：

横山博紀（日本核燃料開発株式会社）

国内学術小委員長：

外山 健（東北大学）

国内学術小委員会委員：

小林知裕（電力中央研究所）

国際学術小委員長：

石川法人（日本原子力研究開発機構）

国際学術小委員会委員：

近藤正聡（東京工業大学）

庶 務 幹 事：

丹野敬嗣（日本原子力研究開発機構）

庶 務 幹 事：浜地志憲（核融合科学研究所）

庶 務 幹 事：

近田拓未（静岡大学）

庶 務 幹 事：吉岡 聰（九州大学）

76

Ⅶ. 寄稿のお願い
材料部会では、部会員の皆さまのご寄稿を歓迎いたします。原子力関連材料についての最近の研究や研究機関・施設・研究会の紹介、会議の案内や報告、国際交流など、気楽に話題提供をお願いいたします。以下の電子メールアドレスあるいはお近くの運営委員までご連絡ください。
○材料部会運営委員会宛メールアドレス material-sc@material-aesj.sakura.ne.jp

Ⅷ. 編集後記
今年度二報目の材料部会報をお届けいたします。本部会報発行に当たりご協力・ご支援い
ただいた先生方には、この場を借りて改めて感謝申し上げます。今後も年 2 回の発行を目
標に、材料部会における活動を報告していきたいと考えており、国内外の先生方や学生さん
によるコラム、連載講座なども検討していければと思います。
末筆ながら、部会報に対するご意見・ご要望などございましたら、どのような事柄でも結構ですので是非お寄せ頂ければ幸いです。
編集担当 岡 弘（北海道大学） 松川 義孝（熊本大学）

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