原子力材料分野のロードマップ

日本原子力学会材料部会

2021 年 5 月

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材料部会

原子力材料分野のロードマップ

目次

１．

原子力材料分野のロードマップの目的と構成・・・・・・・・・・・2

２．

原子力材料分野のロードマップワーキンググループ活動・・・・・・6

３．

原子力材料分野のロードマップ詳細・・・・・・・・・・・・・・・7
テーマ１ 軽水炉（次世代軽水炉含む）
テーマ２ 先進原子力システムと放射線施設
２－１ 高速炉
２－２ 核融合炉
２－３ 高温ガス炉(水素製造含む)、加速器駆動システム(ADS)、研究用原子炉や加速器による放射線の医療、産業(原子力、工業、農業など）、学術への応用
２－３－１ 高温ガス炉(水素製造含む)
２－３－２ 加速器駆動システム(ADS)
２－３－３ 研究用原子炉や加速器による放射線の医療、産業(原子力、工業、農業など）、学術への応用
テーマ３ １F 廃炉対応および廃止措置活用
３－１ 1F の事故進展の詳細把握と廃炉作業効率化
３－２ 1F 事故知見活用及び廃止措置プラント活用

４．主な参考資料の情報・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・101

別添１

WG 委員、WG 議事録など

別添２

国内外研究炉情報（約１１０）

1１．原子力材料分野のロードマップの目的と構成
本ロードマップ（RM）の主な目的は、21 世紀中期から後期までに必要な原子力システムと材料科学技術について、原子力材料分野の英知を結集し、材料 R＆D サイクル効率化や材料科学技術の向上を進めていくためのものである（図 1 参照）。PHASE 01(～2030 年)においては、デジタルトランスフォーメーション(DX)や人工知能(AI)技術による（原子力システム,
放射線施設, 関連基盤技術・施設, R&D サイクル効率化）の加速＋Sustainable Development
Goals (SDGs)（持続可能な開発目標）(No.7,9,13 等)を進め、その下に示す各課題に取り組む像を示している。ここで、これらを実現させるキーとなるものは、「(設備等)投資循環型
モデル作り」と考えられ、科学技術・イノベーション推進政策には極めて重要となる。また、各技術と安全・高効率等を繋ぐ材料の視点を併せて取り組むべき材料の各課題とその方法論を示している。PHASE 02(～2040 年)においては、データ駆動型研究開発の加速化、SDGs(7,9,13 等)の推進力強化,R&D サイクル効率化を進めていくことを示している。このためのキーとして、「（設備等）投資循環・成長モデル」を構築していくことにある。これらによっ

図 1．原子力システムと材料科学技術のための材料 Road Map（SDGｓ7：エネルギーをみんなに（概略）

そしてクリーンに、SDGｓ9：産業と技術革新の基盤をつくろう、SDGｓ13：気候変動に具体的な対策を）2図 2．原子力システムと材料科学技術のための材料 Road Map （全体像）

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て 2050 年までに我々が獲得しているべき以下の事項、すなわち、イノベーション材料科学
技術、高性能・高効率な原子力システム(関連技術・分析／試験施設含む）、放射線のさらなる応用、カーボンニュートラル、産業・医療・学術等の貢献などへの道標を与える。
このような RM において、循環型の持続可能な社会や環境に調和する社会を実現させるためには、社会に対して情報や将来展望に対する RM を論理的に可視化させて発信しながら、社会と議論していく活動として行うことが必要である。
図２に原子力システムと材料科学技術のための材料 Road Map についての全体像を与える。
PHASE 01（～2030 年）～PHASE 03(～2050 年)までの各フェーズで取り組む重要課題項目と、それによって得られる期待される成果を示している。また、この取り組みや成果を得るための材料科学技術や材料 R&D サイクル効率などのために必要な材料科学技術の技術基盤となるツールやサポートなどを併せて示している。特に、2030 年頃時点までに、どのような革
新的な材料、技術、分析、試験やそれらの施設、および新材料照射施設を持てば、どのような良い展開ができるか？

という取り組むべき重要課題を提言し、課題と成果は対になる関係になっている。昨今の「デジタルトランスフォーメーション(DX)や AI 技術」により、研究や産業化、システムの構築が「従来の手段・方法より時間が短縮され、加速される」ことは近未来で全世界のトレンドになることを確信する。また、エネルギーだけではなく、産業、医療、学術等に貢献できるように、先進システム開発を進めていく過程では、様々なス
テークフォルダーを常に持ち、より世の中の役に立つ、先進原子力システムを構築していくことが重要である。
今世紀の中間の 2050 年の RM 像を実現させるためには、Phase 2(～2040)における「高度イノベーション材料開発、さらなる安全性向上や高効率化へ（革新技術導入、解析法高度化）、
高度分析技術開発やフレキシブルな新照射施設やデータ駆動型研究により革新炉等の研究開発や放射線利用を加速、他」などの諸課題を進展させ、確実に切り開いておく必要がある。
そのための Phase 1 をしっかりと実行できるように、国、大学、国研、民間のそれぞれが役割を示しつつ、連携を重ねながら進んでいくことが重要である。
図 2 で示したそれぞれの取り組むべき重要課題と方法については、材料 RM における８つのツール（サポート含）の視点から評価することにした。それぞれのツールが協働することによって原子力システムと材料科学技術のための材料 Road Map が成り立つことを示すものである（図 3 参照）。
材料 RM における８つのツール（サポート含）:
１．材料工学（イノベーション化）
２．システムのパフォーマンス、管理技術・設計
３．照射施設（研究炉、加速器）
４．PIE 施設・分析技術・検査技術(施設）4図 3．材料 RM における８つのツール（サポート含）
５．新技術（3D プリンティング技術、製造技術等）
６．計算科学・AI・Database
７．国内外の研究協力
８．人材育成、アウトリーチ

このような 2030 年、2040 年、2050 年のビジョンを実現化させていくためには、国研、大学、産業界、国のそれぞれの役割を定め、相互に連携を取りながら、投資先の効果的な適用を進めていくことが不可欠である。

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２．

原子力材料分野のロードマップワーキンググループ活動

日本原子力学会会期中に開催された材料部会全体会議(2019 年 9 月 13 日)において、「材料のロードマップ作り」が賛同された。また、このロードマップ作成には、材料分野が多岐に渡ることから、重要課題の抽出と設定から始め、その詳細を定めるステップを踏み進めていくこととし、2019 年 12 月に材料部会内に設立した。
材料部会は、福島第一発電所の廃炉やその研究開発、軽水炉、高速炉、高温ガス炉、研究炉、加速器等の様々な原子力システムの研究開発を幅広く取り扱うため、原子力材料分野のロードマップ（RM）の WG メンバーは多くの機関の研究者と技術者の連携協力が不可欠である。本 WG メンバーは委員長、副委員長、事務局、幹事及び委員から構成する。また、必要に応じて材料部会内で WG 委員の委嘱手続きを行い、委員などの交代を可とする。WG メンバ
ーは別添 1 の通りである。以下に WG 活動関係の実績などを示す。
＜WG 会合＞
第 1 回：2020 年 1 月 31 日（金）10:00～12:30

25 名出席＋2 名オブザーバ

第 2 回：2020 年 3 月 23 日（木）10:00～12:30

24 名出席＋3 名オブザーバ

第 3 回：2020 年 7 月 27 日(月) 13：30～15：50

20 名（＋オブザーバ 1 名）2020 年 8 月

6 日(木) 9：30～12：00

25 名出席

第 4 回：2021 年 3 月 26 日(金) 10:00～12：30 18 名出席＜WG 事務局会合(＋部会全体会議での進捗報告含む)＞
・第 1 回

2019 年 12 月 20 日(金) 17：45－19：15

・部会全体会議(メールにて)で進捗報告 1 2020 年 3 月
・第 2 回

2020 年 7 月 21 日（火）10:00～12:00

・第 3 回

2020 年 8 月 19 日(水) 16：00～18:00

・部会全体会議で進捗報告 2 2020 年 9 月 17 日（木）・RM 主要ビジョン(案)を部会ホームページに掲示+意見募集(10/14～10/30)
・第 4 回 2020 年 12 月 25 日(月) 13：30－15：00
・第 5 回 2021 年 1 月 25 日(月) 18：10～20:00
・第 6 回 2021 年 3 月 15 日(月) 18:00～19:30
・部会全体会議で進捗報告 3 2021 年 3 月 17 日(水)・RM ドラフト版を部会ホームページに掲示＋意見募集(3/27～4/10)
・第 7 回 2021 年 4 月 27 日(火) 18:00～19:40

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３．

原子力材料分野のロードマップ詳細
テーマ１ 軽水炉（次世代軽水炉含む）
テーマ２ 先進原子力システムと放射線施設
２－１ 高速炉
２－２ 核融合炉
２－３ 高温ガス炉(水素製造含む)、加速器駆動型核変換システム ADS、研究用原子炉や加速器による放射線の医療、産業(原子力、工業、
農業など）、学術への応用
２－３－１ 高温ガス炉(水素製造含む)
２－３－２ 加速器駆動型核変換システム ADS、
２－３－３ 研究用原子炉や加速器による放射線の医療、産業(原子力、工業、農業など）、学術への応用
テーマ３ １F 廃炉対応および廃止措置活用
３－１ 1F の事故進展の詳細把握と廃炉作業効率化
３－２ 1F 事故知見活用及び廃止措置プラント活用

次頁以降に、それぞれの詳細を示す。

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テーマ 1：軽水炉
全体的な現状分析
気候変動問題に取り組みながらエネルギーを安定供給するためには、既設の軽水炉プラントの有効活用が必要である。将来的には、軽水炉プラントのリプレースや、軽水炉ベースの小型モジュール炉等の導入も想定される。一方で、現在までに軽水炉技術に対する国民の不信感が払しょくされたとは言い難い。また、国内プラントの長期停止は原子力のサプライチェーン全体に影響を与えているが、素材メーカへの影響は特に深刻である。
原子力材料分野に対する国民の不安感は「経年変化や想定外の荷重、過酷事故等に対する材料挙動の不確実さ」と言い換えることができる。研究コミュニティとしては、既存の原子力施設の材料劣化に先手を打って対応したり、交換可能な構築物や機器を改良された材料に交換するための提案を続けることが重要である。また、従来の想定の範囲を大きく超える
荷重や環境に晒されたときの材料挙動を把握するために、従来型の知識基盤とリアルの評
価技術にデジタル技術を組み合わせた研究を進める必要がある。
核燃料は原子炉の根幹となるハードウェアであり、燃料集合体や制御材の改良は国内外で継続的に進められている。安全余裕を高めながら効率的な運転を実現したり、環境負荷を低減するための研究開発には、燃料ペレットや燃料被覆管といった材料そのものに加えて、燃料集合体としての寸法や形状の改良も含まれる。海外と比較すると、日本では開発成果をタイムリーに導入するための基盤整備に改善の余地が大きい。大局的な視点で、照射施設及び照射後試験設備群の連携、集約、高度化を進める必要がある。
国内プラントの多くでは、炉内構築物の交換や応力腐食割れ等の補修工事に合わせて、改良された耐食材料の導入や予防保全工法の適用が進んでいる。また亀裂を有する材料の健全性評価法の改良が継続的に行われている。運転経験によって獲得された知見を材料の改善に継続的に反映すると共に、高い信頼性を確保しながら設計・製造・使用（施設管理）・
廃止措置までのトータルコストを低減するための研究開発が求められる。積層造形 (AM:
additive manufacturing)技術などの革新的な製造法を積極的に導入すると共に、その影響を長期的に評価するための基盤作りが必要である。
交換が困難な機器等については、未知の事象も含めた劣化の予兆を検知し、一定の期間にわたって設計で要求される機能を満足できることを確認するための研究が行われている。
60 年運転を想定した場合、原子炉圧力容器、コンクリート構築物、ケーブル等の経年劣化評価技術はほぼ確立している。しかし軽水炉システムを新設又はリプレースするならば、そこに使用される材料は 22 世紀の中頃まで供用される可能性がある。供用期間中の交換を前提としない材料に対しては、設計時に使用可能な最高レベルの技術を適用するにとどまらず、将来革新的な経年劣化管理技術が導入されることも見据えた戦略が必要である。

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提言
原子力材料の研究コミュニティは、自らが原子力システムの研究開発を先導する役割を担ってこれなかったことを反省し、自らの研究活動のスピードを高め、既存の軽水炉プラントの施設管理や次世代軽水炉の研究開発に係る意思決定に直接的な貢献をしなければならない。軽水炉分野の研究が、長期的な資金援助を前提とした集団的な共同利用の枠組み
からプロジェクトベースへ移行していることを踏まえると、設備を持っている国内外の研究機関同士を Win-Win となるようにマッチングして、相互に研究基盤を利用しあう仕組みが整備されることは好ましい。材料試験炉等の大型研究基盤を長期的に維持するため、放射線診断や半導体製造等の既に市場化された領域にぶら下がり続けるのではなく、材料科
学・核変換・放射線の三領域を融合させた超学際的な研究課題を探求しなければならない。
原子力関係者は、原子力発電システムの基幹部分である核燃料システムの安全性向上が、他国の政策に大きく左右され得る現状を強く認識するべきである。当面の間、海外の照射施設を積極的に利用できる仕組みが必要であるし、長期的には国内で研究を完結できるよう
材料試験炉を整備することがより良いのは言うまでもない。また、大型試料を取り扱えるホットラボにおけるトラブル（自然災害を含む）は、国内の材料照射研究全体のボトルネックとなる可能性がある。官民の役割分担や地域性を考慮し、幾つかの拠点に設備を集約すると共に、相互利用の取り決めを設ける必要がある。
国（特に原子力推進行政）には、軽水炉材料がロックイン効果の大きなものであることを認識して、法律上の運転可能な期間の設定や、リプレース・新設の考え方等に関するビジョンを早期に示することを希望する。

マイルストーン
これまでに示した現状と課題を踏まえ、研究コミュニティが共有すべきマイルストーン
は次のようになる。
Phase 1（～2030 年）デジタル技術を中心に据えて、研究活動の効率化を促進する。
•

デジタル・トリプレットに基づく機器設計や、革新的な製造技術の導入に貢献できる知見を素早く提供することで、研究コミュニティの価値向上をはかる。

•

研究コミュニティ全体として米国並みの実験データの品質管理プログラム導入を推奨し、取得したデータを国内外の推進行政と規制行政が利用可能にする。

•

全ての分析施設は装置のリモート制御化を進め、組織内外の研究者がオンライン
で観察画面を共有しながら研究できる環境を構築することで、施設の付加価値を向上させる。また国の関与のもと、大型ホットラボの集約と役割分担を進める。

9•

原子力業界全体で協力して、照射試料の輸送や管理に関する法令とその施行状況を見直し、実効的に研究効率を向上させる。

•

材料試験炉を利用した魅力的な研究課題を探索する。原子炉設計の研究者と共同し、短期間・低コストで建設可能で、かつ将来の研究トレンドの変動に対してもロバストな材料試験炉のコンセプトを完成させる。

Phase 2（～2040 年）材料試験炉新設の有無と、原子力関係機関のリストラクションの成否は、この時点での研究コミュニティの規模に大きな影響を与える。
•

Phase 1 で整備された研究基盤をベースに、廃止措置の効率化と、次世代炉への知見の継承を目的として、廃止措置段階のプラントから採取された試料の分析ニーズが一定程度見込まれる。

•

燃料と材料の研究において、海外需要を意識した戦略立案は当たり前となる。ただし、研究コミュニティの規模は材料試験炉の有無に大きく左右される。特に、国産燃料メーカの存在意義は材料試験炉の利用可能性と密接に関係する。

•

海外において軽水炉型 SMR の初期不良に関係した研究課題が顕在化する可能性がある。過去の軽水炉の歴史から類推すると、新しいタイプの応力腐食割れ等に関する知見を素早く提供することが課題となるかもしれない。

•

国内における次世代炉新設に係る動向が明確化する。新設が見通せる場合は特に、次の半世紀の間利用し続けることを踏まえ、材料科学の最先端の知見に基づいた検査や監視の在り方を提案することがチャレンジとなる。

Phase 3（～2050 年）産業界における問題解決への直接的なコミットメントの有無
が、研究コミュニティ自体の存否に影響を与えるようになる。
•

Phase 2 で国内に材料試験炉を新設できた場合、その主たるユーザは Phase 1 で開拓した新たな研究課題の研究者である。

•

デファクトスタンダード化した新型軽水炉における材料課題を Phase 2 で取り除くことができれば、研究コミュニティには未知の事象が顕在化したときのセーフ
ティネットとしての役割が期待されるようになる。

•

SMR の採用により、材料のライフサイクルが短くなる可能性はある。材料研究者には定期的に新材料を市場に投入することが期待されるかもしれない。

個別課題①

新材料の開発ニーズ
核燃料用の材料：核燃料の安全余裕を高めるためには、伝熱特性と核分裂生成物の保持力を向上させることが基本となる。また、過渡時の環境条件や荷重を想定して、炉心形状維持

10や冷却材流路確保のための性能向上をはかることも重要である。最近では、事故時の水素発生量の低減に関心が集中している。環境負荷の低減という観点からは、核燃料の燃焼特性の改良、放射性廃棄物の減容化や有害度低減というニーズも挙げられる。
構造材料：亀裂発生や靭性低下等の抑制と緩和、製造や補修技術の高度化というニーズがあるが、規制要求を含むシステムとしての健全性評価の仕組みとの関係に留意する必要がある。既設の軽水炉システムで顕在化した劣化事象に対しては、耐久性の高い材料が既に開発されている。しかし、複雑な材料劣化のメカニズムを完全に把握している訳ではないことを認識し、技術の進歩に合わせて、予期しない事象に前もって備えることが重要である。
現状の分析
燃料ペレット：シリケート等の添加（大粒径化による核分裂生成物保持力の向上）、毒物の添加（高燃焼度化）、マイナーアクチニドの添加（放射性廃棄物の減容）などの開発が進められている。
被覆管材料：ジルコニウム合金の改良、ジルコニウム合金被覆管への被膜技術の開発、新材料（Fe-Cr-Al 合金や SiC/SiC 複合材料等）の開発などが行われている。被覆管の基本性能の向上を重視した開発と、水素発生の低減等による事故拡大の抑制を狙った開発がある。
ステンレス鋼製の構造材料：炉内構造物や原子炉圧力容器のクラッドに使用されている。
応力腐食割れへの感受性を低減した 316L 系の材料へ入れ替えが進んでいる。
ニッケル基合金製の構造材料：一次系圧力バウンダリの溶接部などに使用されている。応力腐食割れへの感受性を低減した 690/52 合金へ入れ替えが進んでいる。
低合金鋼：一次系圧力バウンダリの大型容器に使用されている。製品の大型化、初期靭性の向上、不純物含有量の低下、脆化予測式などの改良が進められているものの、照射脆化への懸念から原子炉圧力容器への規制は強化される方向に進んでいる。
その他：配管減肉等の抑制のため、劣化の厳しい部位に使用される鋼材は高品質材料への入れ替えが行われている。
製造技術：表面処理や環境緩和による応力腐食割れ抑制技術は一般化している。製品の大型化、長尺化、一体成型のための技術開発が進められている。暗黙知に基づく加工技術から、
デジタルデータを用いた加工技術への転換が進められている。
その他の原子力用構造材料：原子力材料分野では、SiC/SiC 複合材料、低放射化フェライ
ト・マルテンサイト鋼、酸化物分散強化型材料、ハイエントロピー合金等、革新炉や核融合炉での使用を目指した新材料の開発が続いているが、軽水炉環境でも使用可能性を有するものがある。一方、耐震性の観点から構造材料の軽量化を目指す研究や、コスト低減の観点から非原子力分野における既存材の適用範囲の拡大を目指す研究など、原子力材料分野で必ずしも十分取り組まれていない方向性も存在する。廃止措置段階で発生する材料の再利用からも研究課題が見いだされるかもしれない。

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個別課題②システムのパフォーマンス向上

ニーズ
安全余裕の増加：全ての機器や構築物は一定の安全余裕をもって設計されている。経年化
は概ね安全余裕を減らす方向に作用するが、プラントの設計は同じであっても機器や構築物の保全や取替によって一部の安全余裕を運転開始時より高めることも可能である。燃料
集合体の改良は、プラントの安全余裕を大きく向上させる手段である。
安全な長期運転：60 年運転を想定した場合、原子炉圧力容器、コンクリート構築物、ケーブル等の経年劣化評価技術はほぼ確立している。先行する米国の取組を確認する限り、80年運転を想定した場合も著しい障害となるような経年劣化事象は見当たらない。しかし、将来的に想定すべき事象が変化すること（例えば、より厳しい地震力や人為的外力が加わった
ときの構造性能を評価することが求められること等）に対して、予め備えておくことが好ましい。
稼働率の向上： 海外では、13 か月を超える連続運転を行ったり、原子炉の運転中に一部の保全活動を実施するなどの方法によって、プラントの稼働率を向上させている。プラントの稼働率を高めるには、機器等の信頼性を高めると共に、その信頼性に見合った検査方法を採用する必要がある。これまでに蓄積された科学的知見に基づいて、プラントの運転期間を合理的に設定するための検討が早急に必要である。
軽水炉プラントの新設：将来的に、軽水炉ベースの小型モジュール炉や次世代大型軽水炉が新設される可能性がある。これらのプラントは成熟した技術をベースに設計されているので、初号機への新材料の導入は想定されない。しかし、製造に当たっては一体成型や AM技術等の新しい方法が取られる可能性は高い。新設プラントは 22 世紀の中頃まで使用されることが見込まれるので、供用期間中に検査やサーベイランスの方法をアップデートする
仕組みを前もって考えておくことが重要である。
核燃料サイクルに関連する施設：六ケ所村の再処理施設の稼働、使用済み核燃料の乾式貯蔵の増加、最終処分場の候補地の選定プロセスの進捗など、軽水炉プラント以外の状況変化
からも材料研究課題が見出される可能性がある。
現状の分析
燃料集合体：核燃料の高燃焼度化に関する研究は、実用段階に達している。海外では BWRにおける 10×10 燃料の利用が進んでいるが、国内では実績がない。事故耐性燃料の実証試
験も米国や欧州がリードしている。
炉内構造物と原子炉圧力容器：既設炉における炉内構造物の取替技術や亀裂進展予測技
術自体は確立しており、保守的に評価されている。また、原子炉圧力容器の監視試験片の再生技術や、小型試験片の適用も含め、監視試験結果を利用して脆化予測法を更新するための方法論は確立している。しかし、極めて高い信頼性を要求される機器であることを踏まえ、代表的な研究課題として革新的なアプローチを試行することが重要である。これらの機器

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の長期運転に際しては、地震動と経年劣化との重畳、加圧熱衝撃等の過渡事象と経年劣化との組み合わせも評価されている。しかし、これらの評価は材料パラメータを保守的に定義した解析に基づいており、材料の実力評価ではない。
冷却材バウンダリ：疲労、減肉、腐食などの管理技術や補修技術は確立している。原子炉
圧力容器を含め、プラント全体のリスクへの寄与度を考慮して検査頻度や検査個所を決める仕組みを構築することが必要である。また、製造時の加工履歴等に基づく突発的な応力腐
食割れ等の可能性は今後も否定できないので、発見された損傷の影響を評価して短期間で対応するための備えが重要である。
熱交換器：静的安全性を重視する新型軽水炉では、熱交換器の重要性がより高くなる。ヘリカルコイル等の従来と異なる設計が採用される可能性を見通して、劣化の検査、評価の技術を準備する必要がある。

個別課題③

計算科学

ニーズ
所望の照射条件下での材料特性の予測：材料の熱的・機械的性質が長期間の高エネルギー
粒子の照射によってどのように変化するかを予測することが、他の材料分野にはない原子力材料分野独自のニーズである。実験によって得られた材料の微細構造や機械的性質の変化に関する情報は、加速照射の効果、試験片サイズの効果、入射エネルギースペクトルの効
果、熱時効と照射との重畳効果、腐食や応力との重畳効果などの影響により、必ずしも評価
対象プラントそのものの材料挙動を表しているわけではない。計算科学的・理論的手法による評価には、実験から得られるデータをもとに現象を定量的にモデル化し、所望の照射条件下における材料特性を予測することが期待されている。
設計の想定を超える構造性能の評価：設計の想定を超える荷重や環境に晒されたときの構築物の安全余裕やクリフエッジを評価するためにも、原子力材料分野における計算科学の活用が期待されている。設計基準に従った評価手法はすでに確立しているが、多様な過渡事象における燃料集合体や原子炉圧力バウンダリの構造性能評価に加え、想定を上回る地震動などの外的事象に起因する荷重も評価対象となる。
過酷事故挙動の材料学的な評価：起こり得る過酷事故のシナリオは無数に存在するので、事故影響の評価は簡略化されたモデルに基づいている。インベントリに含まれる元素の温度や雰囲気毎の化学的安定性は、事故時に放出される放射性物質の種類や量を見積もるための重要な情報である。原子力材料研究に利用されてきた計算技術の多くは、この分野でも利用可能である。特に、放射性物質の移行量に対して影響の大きなパラメータの抽出に対して、材料学的な知見を提供することが求められている。
材料開発の高効率化：機能性材料の開発等においては、組成や製造パラメータの決定において、機械学習などの AI 技術の活用が一般化しつつあるが、原子力材料開発の効率化のた

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めの AI 技術の活用は限定的である。
現状の分析
マルチスケール・モデリングによる照射変化予測：所望の照射条件下での材料特性の予測を高度化するためには、モデルからなるべく経験的なパラメータを排除し、電子構造の量子力学的計算、いわゆる第一原理計算からマルチスケール的に組みあげたモデリング手法が適している、とされてきた。この方法論は現在も生きているが、計算機のハードウェアの向上によって、ミクロレベルの解析可能な範囲は徐々に拡大してきている。短期的には、High
Performance Computing (HPC)の性能向上、HPC を用いた原子力材料研究への参入障壁（コスト）低下、第一原理計算並みの精度を有する経験ポテンシャルの開発等により、実験的に評価される照射による材料微細構造変化を、計算機シミュレーション技法でより正確に予測することが可能になる。長期的には Graphics Processing Unit (GPU)技術や機械学習ポ
テンシャルが標準的な技術として利用されるようになり、多くのケースについて様々な系
統的なデータが得られるようになることは想像に難くない。この段階では、実験データの得られない領域を対象とした外挿性に優れた予測法の開発が課題となる。
デジタル・トリプレットによる安全余裕評価：設計の想定を超える外力と経年劣化の重畳など、原子力に対する不安を取り除くために必要な難しい問題に応えるためには、実物や実験体系などの現実空間とモデリング技術に基づく仮想空間に、形式知化しにくい材料
科学的な知見を組み合わせたデジタル・トリプレット（実世界、情報世界・知識・モデル
世界を融合させ、人の知能活動を積極的に活用する仕組み）の考え方を使った評価技術の確立が求められる。配管等の構築物に対しては、減肉と地震力の重畳等をターゲットとしたデジタル・ツインの研究が着手されており、この方向性がより一般化することが期待される。確率論的破壊力学等の評価手法も、デジタル・トリプレットの中にうまく位置付け
ることが重要である。
人工知能(AI)技術による原子力材料開発：原子力材料は、材料設計後ただちに性能確認できるものではないので、AI 技術による材料開発との相性は良くない。しかし、計算科学に基づく材料特性の長期予測が高精度化や製造技術と情報技術の融合が進展すれば、AI 技術
による材料開発高効率化への道が拓かれると期待される。

個別課題④

照射施設や腐食試験施設

ニーズ
核燃料の開発：核燃料の研究開発結果を実機に導入するにあたっては、材料レベル、燃料棒レベル、燃料集合体レベルでの性能試験が必要である。中性子ビーム照射設備（研究炉や加速器駆動型中性子源）は、材料単体の照射変化を調べるのに有用である。燃料棒や燃料集合体としての性能評価では、材料劣化に加えて、燃焼特性や可燃性毒物の消費、供用期間中

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の伝熱特性の変化が重要な要素となることから、実用環境（あるいは実用環境を模擬した中性子場）での試験が不可欠である。また、燃料の使用に伴う変化を織り込んだうえで、出力上昇試験などのプラント過渡時の性能評価を行うことも必要である。言い換えれば、ビーム
炉等・材料試験炉・実用炉等・安全試験設備の役割分担と効果的な連携が、核燃料の研究開
発成果の実用化に不可欠である。
構造材料の開発と評価：破壊靭性値や亀裂進展速度といった構造性能の指標に対して照射影響データを拡充するためには、大型の試験体が必要である。亀裂進展に対しては放射線
水分解を含む腐食環境の影響も大きいので、軽水炉を模擬した高温水ループを有する照射場が求められる。構造材料に対しては、あらゆる照射場が加速劣化試験となることから、多段の中性子束での実験環境を確保すると共に、実機廃材を活用した研究を併用することが望ましい。原子炉冷却材バウンダリの材料の多くは、放射線照射の影響は受けないものの腐食環境には晒される。軽水炉環境における水化学を踏まえた腐食試験設備の整備や維持も重要な課題である。
現状の分析
国内照射施設：日本では、過渡時の燃料性能評価に利用される原子炉安全性研究炉（NSRR）
が 2020 年 3 月に再稼働している。また、ビーム利用が多い JRR-3M(Japan Research Rector-3M/ 20 MW)炉は 2021 年 2 月に再稼働し、材料試験炉としても利用可能な高速実験炉常陽の再稼働が 2024 年度に予定されている。しかし、常陽はナトリウム冷却高速増殖炉であり、軽水炉温度域での照射が容易ではなく、熱中性子の割合が小さい等の制約があることに留意する必要がある。高速増殖原型炉もんじゅの敷地を利用した新しい小型試験研究炉の整備計画が動き始めているが、仮に炉内へ照射カプセルを装荷できる設計にしたとしても出力上昇試験等の実施が困難であることには留意が必要である。従って、国内で軽水炉核燃料の安全性向上のための研究開発を完結させるには、材料試験炉の導入が不可欠である。JAEAには、これまで多様な施設のライフサイクルマネジメントに従事してきた経験を活かし、今後も燃料・材料照射研究のハブとして国内外の研究者をつなぐハブとしての役割を果たす
ことが期待される。
海外照射施設：燃料照射可能な材料試験炉の導入は、国際協力と国際競争の両方の視点で進める必要がある。日本の研究者は日本の JMTR(Japan Materials Test Reactor/50 MW)に加え、ノルウェーのハルデン沸騰水型炉（HBWR/20 MW）を拠点として（相応の資金及び人的資源の負担も行って）燃料研究を行ってきた。JMTR と HBWR の廃止措置への移行により、現在 BWR ループが利用可能な原子炉は、米国の MIT Reactor(MITR-II/6MW)とロシアの Multiloop Reactor (MIR.M1/100 MW)のみとなっている。PWR 燃料開発を先導してきたフランスでは、OSIRIS 材料試験炉(70 MW)を 2015 年に廃止し、2023-24 年頃を目途にジュール・ホロビ
ッツ研究炉(JHR/100 MW)の建設を進めている。中国は 2018 年から先進研究 China Advanced
Research Reactor(CARR/60 MW)を利用した燃料試験を中国原子能科学院が実施しており、

15

商用発電炉を用いた試験照射と組み合わせることで、いわゆる中国製新燃料の実用化研究を進めている。一方、米国はアイダホ国立研究所の Advanced Test Reactor (ATR/250 MW)
を利用して PWR 用の燃料研究を精力的に行っているが、この試験炉の国際利用は限定的である。
なお、国内外の研究炉を約 110 基、抽出し、その仕様や活用を別添２に整理している。
照射技術：照射技術には、照射施設の維持だけでなく、照射カプセルの設計、照射温度や中性子束の分布の把握、照射温度や雰囲気の制御、運転中の多段階試料取り出し技術など、多くの実験技術が関係する。現状では、海外での照射実験の計画段階から国内研究者が参加することにより、これらの技術の継承が辛うじて図られている。
腐食試験設備：軽水炉材料の腐食試験研究は、長く民間主導で実施されてきた。2011 年
以降、民間研究は過酷事故や廃炉に大きくシフトしており、腐食研究基盤の維持にも留意が必要な状況が生じている。SSRT（Slow Strain Rate Tensile test）試験等の技術継承は重要な課題である。

個別課題⑤

分析・評価技術ニーズ
大きな放射能を有する試料の取り扱い：照射済み核燃料の評価や、照射カプセルの開封を行うには、大きな放射能量を受け入れ可能なホットラボが必要である。実寸法に近い構造材
料の性能評価も、試料が照射材の場合は大型のホットラボでのみ実施可能である。大型のホットラボは、（国内外の）材料試験炉や既設軽水炉プラントから供試材を受け入れ、ミクロ分析用の試料を作製するためにも必要である。
放射性同位体(RI)を含む試料の微細組織分析：炉内構造物や原子炉圧力容器では、信頼性向上の観点から、ミクロな劣化挙動解明や、亀裂進展評価の精緻化が進められている。照射
材料の顕微分析装置として、三次元アトムプローブが一般化している。また透過走査電子顕微鏡の利用が拡大している。中性子照射材に対してこれらの分析技術を利用するためには、施設を非密封放射性同位体の取り扱い施設とする必要がある。
微小機械試験や試験片再生：貴重な劣化試験済み試料を有効活用したり、試験機会を増価させたりするために、試験体寸法効果の解明、試験片の再加工（小型化）や再生技術の開発、微小試験片技術の活用が期待されている。
動的な挙動の観察：微小試料を用いた機械試験は、マルチスケールに材料損傷を評価するために必要な情報（例えば、粒界部分における材料変形挙動など）をピンポイントで評価するためにも利用できる。イオン照射等の照射技術によって取得されたデータは、軽水炉の安全評価に直接利用することはできないが、制御性の高さという利点を生かして、モデリングの精緻化に活用することが期待される。
供用中の検査と監視：軽水炉プラントにおける供用中の構造特性の変化を把握するため

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には、検査や監視が重要である。取替困難な機器等に適用する検査技術には、いわゆる「ロックイン効果」があるので、プラントのライフサイクルを見通した技術戦略が求められる。
現状の分析
大型ホットラボ：大型の照射済み試料の取り扱いは、燃料メーカのホットラボと、JAEA の一部の施設（JMTR の附帯設備等）でのみ可能である。JMTR のホットラボは燃料プールを介して JMTR 本体と接続する設計となっており、JMTR の廃止措置計画に従って使用上の自由度が低下すると予想される。隣接する東北大学のホットラボは直接の影響は受けないが、強風による設備の損傷に伴って一時的に利用が停止されていた。燃料メーカのホットラボは、
JMTR 廃止後も原子力発電所から輸送された試料等の分析を継続しており、重要な研究拠点に位置付けられる。国内の大型ホットラボは みな 1970 年代に操業開始しており、官民ともに高経年化が進んでいる。経年劣化が顕在化によって複数の施設が同時に利用を停止する
ようなリスクに対して、国レベルの備えが必要である。
RI 利用可能な微細分析施設：微小化試験片を用いた機械試験及び顕微分析はホットラボを有する国内の大学・研究機関で実施できる。多くのホットラボでは積極的に新しい分析設
備の導入を進めているが、放射線管理やセキュリティに関する規制要求を満足するために、受け入れられる放射能の核種や数量を低減する方向で施設管理することが多い。実験設備の更新により、多くの機器がコンピュータ制御となっているものの、セキュリティ等の制約もあって遠隔操作による設備利用は十分普及しているとまでは言えない。
荷電粒子を用いた照射設備：日本の原子力材料研究の特徴は、大学・研究機関において、電子顕微鏡やイオン加速器を用いた特徴のある照射装置の開発が活発なことである。はじき出し損傷と核変換による水素やヘリウムの蓄積を同時に模擬するために複数のイオン加速器を結合した装置や、材料変化のその場観察のための装置（大型の透過電子顕微鏡、透過電子顕微鏡とイオン加速器やレーザー光の連結装置）の開発と利用が行われている。装置の多くは 1980-90 年代に導入されたものであり、各機関において部分的な更新や改良が進められているものの、全体的に老朽化や地震による損傷への対応が課題となっている。制御された照射場を利用した特徴ある材料分析は、データ駆動型の材料開発や施設管理において重要度を増す可能性がある。
検査・監視技術の開発：亀裂の発生や配管減肉に対しては超音波技術をベースにした供用
中検査のプログラムが、照射脆化に対してはシャルピー衝撃試験をベースにした監視試験
プログラムが、それぞれ確立されて標準化されている。いずれの場合も、試験頻度の適正化や試験技術の高度化のための研究は継続している。小型の破壊靭性試験によって破壊靭性を直接評価する手法も提案されているが、導入には至っていない。構築物の材料劣化の原因である微細組織の変化を非破壊検査で確認するための研究も行われている。

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個別課題⑥

製造・加工技術ニーズ
原材料の生産技術：安全上重要な機器等に使用される材料の多くは原子力グレードで規格化されており、基本組成の指定範囲、不純物管理、許容される熱処理等の範囲、製品として使用できる部位の指定等において、一般的な規格品よりも高い水準が要求されている。
溶接・接合技術：溶接による金属組織の変質や残留応力は応力腐食割れ等の誘因となることから、大型構築物における溶接・接合技術の高度化が進められてきた。熱影響部の小さな接合方法の開発は、破壊試験に供された試料から試験片を再生するためにも必要である。
表面処理：コストや強度等を犠牲にすることなく耐食性を向上させるために、化学特性に優れた内張を構造材料に設けることが幅広く行われている。製品の種類や要求される機能に合わせて、クラッド材の利用、溶接によるクラッディング、化学的なコーティング、溶射などの選択肢がある。応力腐食割れ感受性をもつ材料に対しては、残留応力を制御するためにピーニング等の表面処理が行われることもある。
製品の長尺化や一体成型：製造工数を減らしたり、供用中検査の対象箇所を削減したりするためには、製品の各部を長尺化したり、部品を一体成型することが有効である。製品形状の制御をデジタル化することは、人材やサプライチェーンの縮小を補完するためにも重要
である。
現状の分析
供給能力の維持：新規需要を望めないことから、BWR 用被覆管の国内製造拠点は 2017 年に会社を解散して生産を停止した。これにより、燃料被覆管は国内で調達できない状況となっている。原子力用鋼材の多くは電炉で作られており、脱炭素化の動きに対して比較的ロバストであるものの、大型鍛造品メーカの自主廃業や経営環境の変化が相次いでおり、部品の大型化や一体成型といった開発課題の前提条件が崩れる可能性すらある。2020 年に示されたグリーン成長戦略では 2030 年までに日本企業が SMR の主要サプライヤの地位を担うとの目標が示されているが、米国 NuScale 社への製品供給においては韓国斗山重工が先行しており、日本企業の役割は必ずしも見通せていない。
材料規格の見直し：既存の規格の範囲を少し逸脱することで、コストを低下させたり、劣化を緩和させる可能性については、十分な検討が行われていない。使用実績に基づいて特定の経年劣化の発現を否定できることが分かれば一般規格品と同等の不純物管理で製造した材料に移行できるという道筋を検討することは、原子力事業のコスト競争力向上の観点から重要である。
新しい製造技術の採用： 製品の長尺化や一体成型による溶接線の削減技術は段階的に採用されており、今後も適用範囲が拡大すると予想される。またデジタル技術を用いた加工技術の採用も進むと予想される。一品物が多い原子力機器の製造工程は AM 技術との相性が良いことが期待されるものの、AM で製造された材料を原子力システムで使用する際の劣化評

18

価や検査の方法などに関する論点整理は国内で全く行われていない状況にある。

個別課題⑦

研究協力体制学際領域の研究課題
過酷事故：過酷事故時の溶融燃料や放射性物質の挙動をモデル化する研究は、従来の原子力材料と他分野との学際領域の課題であり、原子力材料のコミュニティからの貢献が期待されている。セシウムと構造材料の高温化学反応に関する研究は活発化しており、原子力材料に加えて、核燃料、水化学、原子力安全の分野で研究発表が行われている。ヨウ素の挙動については、材料研究者の貢献は小さい。核燃料デブリや溶融炉心とコンクリートの相互作用に関する研究は、主に核燃料や再処理・リサイクルの分野の研究コミュニティの関与が大きいが、原子力材料とも関係がある。
炉心から離れた位置の軽水炉材料：軽水炉におけるコンクリートやケーブル等の経年劣化や事故時の材料劣化に関する研究は、従来の原子力材料コミュニティの研究対象の外であったが、特に放射線との相互作用に関する領域などで関与が増えつつある。
外的事象等への対策：軽水炉において想定される誘因事象が増えるにつれて、研究対象とされる材料挙動は拡大している。例えば、竜巻対策等の有効性を検証するためには、板材（防護板）や線材（防護ネット）と飛来物との衝突による高速で大規模な変形挙動をモデル化することが求められる。原子力材料分野で培われたマルチスケール・シミュレーションや微小試験片試験技術が、こうした領域でどのように活用できるかは十分検討されていない。
照射設備の共同利用
国内の照射設備利用： JRR-3M が 2021 年 2 月末に再稼働され、常陽の再稼働も期待されているが、軽水炉材料照射試験への利用は、核燃料や大型構築物の試験において必要なループ設備がないことから、まだ様子見の段階である。
海外の照射設備利用： 東北大学を取り纏め機関として、ベルギーBR-2 炉の共同利用が行われているが、軽水炉材料研究のための利用は限定的である。OECD/NEA（経済協力開発機構／原子力機関）では、ポストハルデン炉の燃料研究として、日本・米国・ベルギー・ロシア・
チェコの既存施設を使用した共同研究を実施している。その他の軽水炉材料研究に関しては、研究プロジェクト毎に共同研究先を探し、米国や東欧（例えばチェコの LVR-15 炉）の施設を利用することが一般的である。

個別課題⑧

教育

教育段階：軽水炉材料分野への若年層の確保には、原子力を学ぶ学生の中から材料分野を研究する学生を確保することと、材料を学ぶ学生の中から原子力分野を研究する学生を確19

保することという二つの側面がある。いずれのパターンにおいても、原子力材料の研究は、かなりの程度、実験施設に依存する。学生にとっては、貴重な研究施設を使いこなせるという良い側面と、従来のキャンパスと異なる施設を中心とした生活を余儀なくされるという悪い側面があることに配慮し、制度的な対応を検討する必要がある。
実務家段階：民間で軽水炉材料分野の研究開発に携わる研究者や技術者は、必ずしも学生時代から原子力材料のコミュニティで活動していないことに留意が必要である。この段階の研究者が知見を深めるための良質な教科書が存在しないことは問題である。また、研究コ
ミュニティの運営に当たっては、人材の流動性を強く意識し、新規参入者へ配慮することが必要である。
海外人材：大学等で軽水炉材料の研究室へ進学する学生のかなりの部分を留学生が占めるようになっている。留学生の研究コミュニティへの参画や、学生同士のネットワーキング
は、欧米と比較して十分でない。海外人材の国内企業への受け入れについては、一定の進歩が認められる。
研究成果の発信：社会への研究成果の発信は研究者の責務の一つである。軽水炉材料分
野では、過去に原子炉圧力容器の照射脆化の問題が社会問題化したことがある。研究としては材料の経年変化をなるべく正確に予測することを目指すが、安全性の観点からは（予測からの乖離ではなく）一定の期間に渡って規制規則の範囲を超えないことの確認が重要である。両者を区別して、安全確保の仕組みの全体像を発信することが必要である。

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テーマ２：先進原子力システムと放射線施設
先進原子力システムは発電の高効率化や環境負荷の低減化などのために、従来の軽水炉と比較して、より過酷な環境（高温、高圧、高照射等）での使用や、小型化、モジュール化、多目的などの機能を持つことも期待されている。また、それぞれのシステムに適合する構造
材料や機能性材料に対しては、製造法、照射影響あるいは環境との共存性を明らかにし、長期使用や効率的なメンテナンスができるように、耐久性（耐照射性、耐腐食性など）に優れた材料を開発すること、および合理的な構造設計を実現することが先進の原子力システムの実用化や先進の放射線施設や関連施設には必要不可欠である。さらに、信頼性の高い量産技術開発、耐照射性や耐腐食性などに優れた材料開発や照射影響を正確に予測するためのシミュレーション技術・加速試験技術等の開発が必要である。そのためには、かつ世界の（材料）科学技術による開発状況や SDGs（Sustainable Development Goals（持続可能な開発目標））対策にも乗り遅れないように、国、国研、大学、産業界の連携による体制の構築と投資先の集中・集約、照射試験炉減少に影響を受けないための代替技術の開発（加速器技術）
や照射影響の機構論的解明とシミュレーション技術の開発等が望まれる。将来展望として
は、加速器利用技術、照射炉の再稼働・新設、コンピューターサイエンスの高度化、一般産
業（ガスタービン等）における高温材料開発やナノサイエンスに基づく材料開発等が挙げられる。
原子力科学技術はエネルギー源の他に、放射線分野で幅広く活用されている。研究用原子炉や加速器による放射線の医療、産業(原子力、工業、農業など）、学術への様々な応用があり、医療、産業や学術においても人々の生活にも大変役に立っている。これらの放射線施設を利用して、次のような利用や応用がなされている。食品照射、新品種開発、ラジアルタイ
ヤ、放射化分析、半導体製造,ソフトエラー、がん治療や診断、物質の構造解析、PET 脳画像診断、基礎物理、安全性研究、革新炉材料開発、大強度加速器関連材料などが挙げられる。
一方で、100 万キロワット級の原子力発電所から毎年約 20 トンの使用済み核燃料が発生し、わが国では、大量の使用済核燃料（約 17000 トン）が保管されている。原子炉発電を利用する上で、放射性廃棄物の処理処分の負担低減は継続的な大きな課題として存在する。廃
棄物処理処分の負担低減のためには、核燃料サイクルや分離変換技術の研究開発が重要である。原子炉から発生する高レベル放射性廃棄物中には、潜在的な有害度を長期にわたって支配するマイナーアクチノイド(MA)が含まれている。核変換技術では、この MA を各反応によって短寿命または安定な核種に変換する。これによって高レベル放射性廃棄物の潜在的な有害度や処分に要する体積を低減できる。このような中で、加速器駆動変換システム(ADS)は、MA の核変換のための 1 つの手法であり、世界で研究開発が進められている。
（補足：潜在的な有害度とは、核放射性核種の人体への影響（線量換算係数）で重みづけた指標のこと）

21

（技術）課題・テーマを選定した趣旨•

先進原子力システムの研究開発を行う意義、現行の原子力発電との比較からの優位性（環境、経済性、安全性）、原子力の付加価値向上、将来への負荷低減•

研究用原子炉や加速器による放射線の医療、産業(工業、農業など）、学術への継続的な貢献と発展（技術）課題に対する社会的・技術的ニーズやシーズ（作り含む）•

炉開発：炉型毎のニーズ・シーズが異なる•

核変換処理：（社）廃棄物低減、長期管理負担の軽減、（技）再処理技術+照射技術、加速器駆動未臨界システム ADS(Accelerator Driven System)開発•

水素製造：（社）本格的な水素利用・エネルギー貯蔵、（技）実験室系小型プラント→
大型プラントへのイノベーション（高燃焼度化・高密度出力化の向上）•

研究用原子炉と加速器：医療、産業、学術の維持・発展のための定常的な放射線の提供・利用の形態の促進や高度化の加速化、およびそれらのための PIE(Post
Irradiation Examination:照射後試験)・分析・検査施設の高度化、並びに、これらの施設、さらに施設運用などに対するより有効で合理的な法律体系の整備

キーパラメータの高度化を実現化するメカニズムの可能性、連携による強化•（炉、核変換処理）国研、大学、産業界の連携による体制の構築と投資先の集中・集約•

水素製造・高温熱流体･加速器に対する他分野の興味を取り込み、非原子力系産業と共有化•

国、産業界、国研、大学の連携強化やスクラップ＆ビルド的な挑戦的政策や施策（イノベーション人材の流動化、コンソーシアムの支援体制強化などを含む）

将来の社会や他分野に対する展望•

次世代炉・次世代軽水炉・ADS などの基礎技術の強みを伸ばす→小型加速器イオン/電子＋パルスレーザーなどによる照射装置や施設＋PIE 施設・分析技術・検査技
術の維持と向上、及び、既存国内炉（再稼働含む）や海外炉を活用、中長期的には新照射施設での実験（国内炉、新設の国内炉や大型加速器照射施設、海外炉、小型加速器イオン照射）＋PIE 施設・分析技術・検査技術の AI 化+デジタルトラン
スフォーメーションなどによる R&D サイクル効率化、材料科学技術の向上→
SDGs-7,-9,-13 などへ•水素製造をさらに意識した炉開発をベースに材料研究展開（水素をキーワード：
高温炉、水素透過、水素脆化、遅れ破壊）•

高温熱流体など他エネルギー源の熱効率向上に繋がる材料研究（溶融塩熱化学・力学、高温流体力学）•

放射線の安定供給と促進による医療、産業、学術のさらなる発展、GDP 向上など

22

社会と技術的ニーズ•

核融合炉ニーズ•

高温ガス炉ニーズ（水素製造、高温熱流体）•

高速炉ニーズ（核変換処理 - MA/FP（Minor Actinides／Fission Products）放射能と毒性（人体に悪影響を与えることがある種類の放射性物質の性質）低減によるﾊﾞｯｸ
ｴﾝﾄﾞに係る負荷の低減）•

放射線ニーズ（研究用原子炉や加速器の医療、産業、学術の様々な分野）•

新研究炉ニーズ

技術的なブレークスルー•

核融合炉：構造材料タスク（高温重照射下健全性、低放射化、等）•

核融合炉：トリチウム工学タスク（PSI（Plasma Surface Interactions）健全性、トリチウムインベントリの確立、等）•

高温ガス炉：FP 拡散バリア、黒鉛の耐照射損傷特性の向上•

高速炉：核変換用炉の課題→耐照射・腐食に優れた長寿命炉心材料開発と LLFP 処理に向けた技術開発•

溶融塩炉：燃料塩周辺技術（燃料精製、分析技術、MA/FP 点火/燃焼によるポテンシャ
ル調整手法など）•

放射線（研究用原子炉や加速器）と関連する研究と技術：医療用のアイソトープ製造の大量生産化の技術開発、シリコン半導体製造のためのより品質が良い照射技術と照射場の確保、大型燃料集合体開発のための照射場や研究者や技術者の確保、放射線利用、照射施設＋PIE(Post Irradiation Examination:照射後試験)・分析技術・検査技
術施設の利用や活用しやすいコンソーシアムの構築、稼働率の向上や技術開発がしやすい安全で合理的な法律の改訂や構築（人材含む）など•

他分野の人的、技術的な交流の連携強化•

人材：国、大学、国研、民間による中長期的な教育、技術継承による市場規模や基幹となる研究と技術イノベーションへの投資

社会、市場の変化、他分野への波及効果•

核融合炉：ITER/BA（International Thermonuclear Experimental Reactor/ Broader
Approach）活動や日米核融合科学技術などの進展による核融合エネルギーシステムの早期実現化への期待•

高温ガス炉：水素製造及び高温熱利用などニーズ・波及効果は多岐にわたり期待大•高速炉：核変換処理による MA/FP 放射能・毒性低減から社会的受容性を確保する必要、ﾊﾞｯｸｴﾝﾄﾞにかかる負担を低減化するためのニーズを強調•

放射線（研究用原子炉など＋PIE・分析技術・検査技術施設）：次世代原子力システム（次世代軽水炉含む）の早期実現、半導体産業に品質の製品を提供、産業の拠点化

23•

放射線：1997 年時の科学技術庁の調査*で、放射線利用と応用(6.3 兆円)はエネルギー源(5.7 兆円)としての市場を超えていて、今後の新しい技術革新などによる発展がさらに期待*【参考資料】中西友子、学術の動向 pp.15-21, 2015 年 6 月号 特集 1

原子力利用の課題と展望 農学・生命科学における放射線利用

24◆発電以外の

2-１高速炉「高速炉開発に関する技術戦略」に関しては、日本原子力学会新型炉部会において 2019年 7 月に高速炉戦略ロードマップ検討会が作成されている。2.1 項では、この戦略で示されている内容を参照しつつ、高速炉の炉心材料、構造材料の諸課題と戦略について、ニーズとそれに対する課題及び展開を示すことにした。ここで、燃料関連ではあるが、特に研究課題が多く残っており、且つ高速炉システムの環境負荷低減に係る性能へのインパクトが大きなマイナーアクチノイド(MA)の分離変換技術に係る燃料技術についても併せて記載している。以下、炉心材料および燃料を合わせて燃料・材料と呼称する。
高速炉開発を加速するための燃料・材料及び構造材料開発に関わる革新技術の確立が必要不可欠であり、これによりプラント長寿命化への設計改良を取り入れられるように、研究炉（「常陽」や JRR-3M 炉等）での燃料・材料及び構造材料の照射試験と PIE 試験を積み重ねて評価を進めていくことにより、高速炉に関する革新技術を発展させることができる。ここにその革新技術の主要な項目を示す：【主要な革新技術】
・事故時耐性に優れた新型燃料被覆管および高燃焼度化に対応した新型燃料被覆管： 燃
料被覆管用酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼の量産製造技術・強度基準整備、その他革新的な耐照射性材料開発・製造技術開発等
・長寿命プラント設計を可能とする構造材料： 構造材料の長期健全性評価に必要なクリープや疲労データの拡充、寿命予測の信頼性向上に関する高速炉用の構造材料開発、長期健全性評価技術
・高速炉を用いた MA 含有 MOX 燃料*リサイクル技術： MA 含有 MOX 燃料遠隔製造技術、機構論的物性モデル、照射挙動計算解析コード. (*MOX 燃料：混合酸化物燃料の略称であり、原子炉の使用済み核燃料中に 1%程度含まれるプルトニウムを再処理により取り出し、二酸化プルトニウム（PuO2）と二酸化ウラン（UO2）とを混ぜてプルトニウム濃度を4-9%に高めた核燃料の略称)
・共通技術： 高速炉実機環境(ナトリウム、鉛ビスマス、超臨界圧水、溶融塩)での腐食挙動予測技術(内外面)、防食技術開発、照射試験・照射後試験技術開発、シビアアクシ
デントなどの安全性向上の対策の 1 つとしてナトリウムの化学的活性度自体を低減する研究開発（例えば、「ナノ粒子分散ナトリウム」（J. Saito, N. Yoshioka, M. Nagai
and K. Ara, “Study on Chemical Reactivity Suppression and Coolant Applicabilityof

Sodiumwith

Suspended

Nanoparticles”,

https://www.jsm.or.jp/ejam/Vol.9No.1/NT/NT84/84.html））等。

25

IAEA,

FR13

：

2-１高速炉① 高性能材料の研究開発（イノベーション材料など、研究基盤向上、優れた強度特性、高耐食性、など）
ニーズ：
安全性、経済性、環境負荷低減性（放射性廃棄物の減容・有害度低減）に優れる高速炉を実現するため、高温、照射、腐食環境等が重畳する実機環境での耐久性に優れた高性能の炉
心材料（被覆管、ラッパ管）、構造材料（冷却材配管や炉容器など）の開発、及びこれらを実機に適用するために不可欠となる強度基準や長期健全性評価技術の開発が求められている。炉心材料および構造材料の使用環境は炉設計に依存するが、いずれの炉型においても、
炉心材料は高い照射量の高速中性子照射に晒されること、材料の強度と組織への照射影響が複雑であり正確な予測が難しいこと、中性子照射データを取得するための照射場が限定的であり照射試験にも長期を要すること等から、特に耐照射特性の観点での研究開発がボトルネックとなっている。現行にある設備や今後、必要となる高度化設備群や技術開発の例を次に示す：


ウラン利用効率及び環境負荷低減性を高めた次世代原子力技術の高信頼性化



炉内腐食試験技術開発(封入型 or ループ)

炉外模擬試験技術開発



電気化学/分光光学的方法による UF3/UF4 比測定



照射環境における測定技術開発とその実証試験



燃料精整工程技術

使用済核燃料から長寿命核分裂生成物(Fission Products:

FP)の回収、還元ポテンシ

ャル調整【ナトリウム冷却高速炉用の燃料被覆管及びラッパ管材料】 「常陽」や「もんじゅ」用に耐スエリング特性を改善するため 20%冷間加工を加えるとともに、微細な照射下析出組織を制御するため、材料照射試験に基づき微量添加元素濃度と最終熱処理温度の最適化を図っ
た改良 SUS316 鋼(PNC316 鋼)が開発されて採用されている。ナトリウム冷却高速炉の燃料被覆管およびラッパ管は、炉内で高速中性子による高線量の照射を被ることで、スエリングや
照射クリープによる変形が過度に生じると、燃料ピンバンドルとラッパ管の機械的相互作
用（BDI：Bundle-Duct Interaction）により、燃料ピン間の冷却材流路断面積が減少することで、被覆管温度上昇による破損に繋がる。これを抑止して燃料の長寿命化を図るため、燃料被覆管およびラッパ管用に炉内での寸法安定性に優れた材料の開発が必要である。これまでに、燃料被覆管用に耐スエリング性と高温強度に優れた ODS フェライト鋼と高 Ni オー
ステナイト鋼等の開発が進められている。ODS フェライト鋼は、耐スエリング性に優れたフェライト母相にナノスケールの酸化物粒子を分散することで高温強度を高めた材料であり、

26

フェライト鋼の使用上限温度である 600℃近傍を超える温度域でも優れたクリープ強度を有する。ラッパ管の使用温度は、燃料被覆管に比べて低いため、ODS 鋼よりも高温強度が低いが既に製造技術が確立されており、工業的技術基盤の充実した高強度フェライト/マルテ
ンサイト鋼(PNC-FMS)の開発がラッパ管用材料用に進められている。
ナトリウム冷却高速炉燃料被覆管用の ODS フェライト鋼については、日本では、Cr 濃度
9～12％を中心に開発が進められており、近年の研究により、事故条件に相当するような1000℃近傍でも従来型の炉心材料(改良 SUS316 鋼や 11Cr フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS）)鋼)に比べて優れた強度を有することが判明している。米国、仏国では、9Cr-ODS
鋼に加えて、燃料-被覆管相互作用等の観点から耐食性を重視した 14Cr-ODS 鋼の研究も進められている。Cr 濃度等の材料仕様、製造条件とその結果としての材料組織は、材料の照射特性、耐食性等を決める重要な因子であり、高速の炉心材料の要求性能（高温強度、耐照
射性、耐食性等）がバランスする最適解について照射研究等を通じて段階的に絞り込んでいく必要があり、このための研究開発を実機適用後も含めて長期的に進める必要がある。
【超臨界圧水（SCW）冷却高速炉および鉛ビスマス(LBE) 冷却高速炉の燃料被覆材料】 9Crや 11Cr の ODS 鋼は、高温強度と耐照射性能の要件を満たしているが、LBE や SCW に対する耐食性が十分ではなく、このような環境の使用にはスーパーODS 鋼（Cr:11～22%, Al：4%添加）などの開発が進められている。これらの材料開発は大型の製造性試験、炉外での強度データの拡充に加えて実炉環境下（類似環境下）での照射試験・照射後試験を積み重ねていく
必要性がある。上記以外に新たな耐照射性材料（ハイエントロピー合金等）の研究が進められており、これらの材料については、強度特性や照射特性の基本評価を行い、素材開発及び高速炉への適用見通しを行っていく必要がある。上記材料の適用見通し確認後も、材料仕様の最適解を追求し、上記の SFR 用炉心材料と同様に長期的な研究開発を進める必要がある。
【ナトリウム高速炉の構造材料】 ナトリウム冷却高速炉である「もんじゅ」では、SUS304
等の高温クリープや疲労等の強度データ、環境効果（ナトリウム環境効果、中性子照射による影響）を反映した材料強度基準や構造設計方針が整備された。それ以降のナトリウム冷却
高速炉に適用するべき構造材では、炉容器用には高温強度と疲労強度に優れた改良
SUS316(316FR)、実証炉用の冷却配管および蒸気発生器用伝熱管に熱膨張率が低く、熱伝導度および耐 SCC 特性に優れる改良 9Cr-1Mo 鋼の研究開発および基準化に向けた検討が進められている。発電炉開発の観点で経済性は重要な性能指標であり、安全を維持しつつプラン
トの長期運転を実現するための材料課題への取り組みは重要である。具体的には、構造材料の長期健全性評価に必要なクリープや疲労データの拡充、溶接部を含めた寿命予測の信頼性向上は、高速炉用の構造材料開発において、重要な研究開発課題である。加えて、液体金属との共存性評価データなや照射による影響評価データも必要になるため、汎用性が高い
国内原子炉（JRR-3M や常陽）などでの照射試験や流動ナトリウムループでの腐食試験を継続的に行うことも必要である。
【溶融塩冷却高速炉の構造材料】 溶融塩炉用材料の実機環境での材料腐食挙動予測、防食

27

技術開発に向けて、溶融塩炉型において MSBR（フッ化物溶融塩燃料）について検討した。
溶融塩炉用構造材として、耐食性に優れるハステロイの適用が有望であるが、燃料塩中に生成する FP である Te によるアタック腐食の抑制が課題となる。FP 以外にもフッ化物塩では酸素の生成やトリチウムの生成に伴う HF 生成による腐食についても留意する必要がある。
これらには、UF3/UF4 比や MA/FP 変化によるポテンシャル調整が大きく寄与するため、照射下調整法の開発とその実証試験（炉内試験による共存性試験実証）が必要である。MA 燃焼
や元素転換に特化した高速中性子型炉心用の塩化物溶融塩燃料においてはステンレス鋼の適用が検討されているが、フッ化物燃料と同様の課題があり、塩素からの硫黄の生成について考慮する必要がある。また、優れた耐食性を有するハステロイ系の Ni 基合金の採用が検討されており、耐食性評価、照射影響評価（核変換Ｈe 効果を含む）が不可欠である。
【鉛ビスマスや超臨界圧水を冷却材とする炉設計における材料規格・基準化】 炉設計の検討が進められており、これに対応した高耐食性の構造材料開発や強度基準整備（環境効果を含む）に係る研究開発も必要である。
【構造材料開発や燃料・材料開発の全般的なニーズ】 革新的材料開発に不可欠な基礎・基盤的な材料科学知見の蓄積、長期を要する強度データや照射試験データの拡充等の課題があり、これらへの対応を途切れることなく長期的に進めることは重要である。
【燃料】酸化物燃料の基礎特性評価を通して、様々な基礎データを統合した機構論的物性モ
デルを構築し、照射挙動モデル及び燃料製造プロセスに関する燃料技術の開発が必要である。また、燃料製造技術開発では、マイナーアクチノイド（MA）含有 MOX 燃料の遠隔量産製造を可能にする製造プロセスの開発、製造設備機器の開発、及び燃料製造施設の設計研究が重要である。
現状と課題と期待される成果：
次世代炉のためのイノベ―ティブな材料の開拓と製造技術の開発が進められている。特に、燃料の高燃焼度化や事故耐性向上に有効な ODS フェライト鋼被覆管、フェライト鋼ラッパ管などの長寿命炉心材料の開発が国内外で進められている。また、新たな耐照射性材料として期待されるハイエントロピー合金の研究開発も進められている。これらの開発のためには「常陽」等の国内照射施設での利用と試験・解析及びこれらに関わる一貫したサポート
体制や連携協力により研究開発の躍進が期待される。
燃料・材料は、定期的な交換、もしくは異常事象による劣化による交換を前提とする消耗品と位置付けることができる。一方、構造材料は、原子炉の寿命期間中、交換なしで利用する永久構造物としての開発が必要であり、そのため、信頼性の高い長期健全性評価技術や基準の整備（溶接部を含む）及び照射特性データの拡充が必要である。
高速炉全般の共通的な部分の技術開発のためには次のような進展が期待される。


国内外研究炉 (Joyo, JMTR 後継炉、VTR、JHR、MBIR) の稼働



試験装置の高度化・建設（Joyo、JMTR 後継炉、海外炉(VTR, JHR, MBIR)での炉内腐食28試験装置等）

非原子力部門における高温熱流体技術の進展



核燃料再処理プロセス技術の進展



国内外研究炉の稼働(Joyo, JMTR 後継炉、VTR、JHR、MBIR)

溶融塩炉などの技術開発に特化した領域では、


溶融塩分析技術、溶融塩フロントエンドバックエンドに関わる技術開発



溶融塩分析技術、溶融塩フロントエンドバックエンドに関わる技術

PHASE01（～2030）:[核燃料サイクルを含めた FBR 標準システムへの材料技術課題の取り組み]
・ODS フェライト鋼被覆管などの長寿命炉心材料の開発（量産技術開発、材料強度基準に向けたデータ拡充（照射データ、耐食性データを含む））や製造技術革新、およびデータベースおよびこれらの AI 解析
・照射データ等取得に係る試験技術開発
・炉心材料へのイオン照射等を活用した照射影響に関する基礎知見の拡充
・燃料の照射挙動評価では、MA が燃料性能に及ぼす影響を評価するため、「常陽」などで照射した MA 含有 MOX 燃料の照射後試験
・構造材料の照射（常陽、JRR-3M、イオン照射、電子線照射など）による強度・腐食特性データ拡充や予測モデリング向上などによる 60 年設計への貢献
・60 年設計を可能とする構造材料や長期健全性評価技術の開発
・炉心材料製造に係る国内サプライチェーンの回復
・ODS フェライト鋼、フェライト鋼以外の新たな耐照射性材料の開拓
・イノベーション材料の性能の高度化に向けた新技術（3 元積層造形技術等）/計算科
学的評価の成立性評価

PHASE02（～2040）:[次世代炉設計への成果を反映]
・ODS フェライト鋼被覆管などの長寿命炉心材料開発（量産技術の高度化（材料性能/
品質安定性の向上、コスト低減等）、材料強度基準の高信頼性化）
・照射された構造材料の強度・腐食特性データと挙動変化予測技術法による 60 年設計への貢献
・計算機や AI などのモデリングによる照射損傷組織発達と強度変化、腐食挙動などの予測技術の飛躍・新技術/計算科学的評価による高性能イノベーション材料の製造の炉心材料開発や構造材料への適用。

29

・燃料の照射挙動評価の継続的発展的な評価と解析による MA の再分布挙動等の照射データの取得・評価、挙動解析モデルへの反映等。


PHASE03（～2050）:[安全性の高い高性能革新炉の実用化開発に貢献]
・ODS フェライト鋼被覆管などの長寿命炉心材料開発（国際標準化）・新技術/計算科学的評価による高性能イノベーション材料の製造、イノベ―ティブ構
造・機能材料の採用等
・本 RM で示した 8 つのツールを活用した、安全性の高い高性能革新炉の実用化のための中性子照射下の応力や腐食挙動などの統合モデルによる炉寿命予測法の汎用的技術の構築や他関連分野への貢献

2-１高速炉② 高性能、高効率、安全なシステム設計等（環境への負荷低減、規格・基準、核特性、伝熱特性等を含む）
ニーズ： 安全性、経済性に優れる高速炉を実現し、核分裂資源の有効利用により安価で安定した電力を供給する。また、高速炉の特徴である高速中性子により、原子炉内で生成する
放射性毒性の高いマイナーアクチノイド(MA)を核変換する技術開発（放射性廃棄物の減容
化・有害度低減のための技術開発）を行うことで、使用済核燃料処分に係る負担（環境負荷）を大幅に低減する。
将来の原子力システムである第四世代炉として、ガス冷却高速炉(GFR)、鉛冷却高速炉(LFR)、溶融塩炉(MSR)、ナトリウム冷却高速炉(SFR)、超臨界水冷却炉(SCWR)、超高温炉（VHTR）の研究が進められている（VHTR は熱中性子炉）。これらのシステムの実用化のためには、資源有効利用性、持続性、環境負荷低減性だけでなく、安全性や経済性が重要な性能指標となる。近年、冷却材喪失事故リスクの観点等から安全性が高く、経済性を有する小型炉（SMR）の開発が期待されている。小型炉にすることで、高い安全性を確保しつつ、徹底した設計簡素化によるガス火力並みの価格競争力を確保することが期待される。
様々な炉概念の設計研究が国内外で活発に進められている。ここで、プラントの冷却材の伝熱性能および核特性は、高速炉の性能(安全性、経済性、資源有効利用性、環境適合性)に多大な影響を及ぼすため、炉設計における冷却材の選択は、高性能、高効率、安全な炉を設計するための重要なポイントとなる。ここで、炉心材料および構造材料は、高温で長時間にわたり使用されるだけでなく流動する冷却材による腐食環境に晒されるため、燃料・材料および構造材料の性能（強度、耐食性、耐照射性）は、炉設計の成立性を左右する重要なポイントとなる。よって、各種炉設計に対応可能な高性能炉心材料、構造材料の開発、炉設計に30用いる信頼性の高い強度基準式の整備、およびこれに係る研究開発が必要である。
高速炉利用の利点である使用済燃料処分に係る負担軽減（環境負荷低減）のための MA の核変換技術開発として、MA 含有 MOX 燃料リサイクル技術の開発は重要である。このため、
MA 含有 MOX 燃料の遠隔量産製造を可能にする製造プロセス・製造設備機器の開発及び燃料製造施設の設計研究を進めるとともに、MA 含有 MOX 燃料の照射試験（燃料照射挙動評価のための照射後試験を含む）やその後の MA 分離試験を行い、MA 含有 MOX 燃料リサイクル技術の成立性を実証する必要がある。また、限られた照射後試験データに基づき MA 含有 MOX 燃
料の照射挙動を把握するため、基礎物性データの拡充と、様々な基礎データを統合した機構
論的物性モデルを構築し、照射挙動モデルとして整備することも併せて進める必要がある。
MA 含有 MOX 燃料を用いて効率的に MA を高速炉内で核変換する観点でも、長期燃焼を可能とする長寿命炉心材料の開発が期待されている。MOX 燃料が MA を含有することで、燃料ピン内の酸素ポテンシャルが上昇するため、燃料-被覆管化学的相互作用は厳しくなると予想されている。そのため、被覆管の耐食性改善や腐食式の高精度化等の検討に加え、低 O/M 比の MOX 燃料の開発が重要である。
高性能、高効率、安全なシステム設計に関して、材料関連（MA 含有 MOX 関連を含む）の技術開発課題として、例えば以下が挙げられる。
・炉設計に対応可能な高性能燃料・材料、構造材料の開発（防食技術開発を含む）
・長期健全性評価技術の開発（長時間強度特性評価技術、経年劣化非破壊診断技術、炉内ループ腐食試験技術開発、 腐食挙動の評価技術・予測技術を含む）
・MA 含有 MOX 燃料リサイクル技術の開発
現状と課題と期待される成果：
21世紀半ば頃の現実的なスケールの高速炉の運転開始を目指して、民間によるイノベー
ションの活用による多様な技術間競争を促進することで革新的な高速炉技術開発に向けた検討が進められている。ここでは、これまで日本で主概念として開発を進めてきたナトリウ
ム冷却型高速炉/MOX燃料/湿式再処理に限らず、高性能、高効率、安全なシステムを達成するため、様々な炉型、技術の開発検討が進められている。本材料科学技術のイノベーションの進展によって高性能で高効率な原子力システムの構築やカーボンニュートラルなどの実現に向けて大きな貢献が期待される。


PHASE01（～2030）:[核燃料サイクルを含めた FBR 標準システムへの材料技術課題の取り組み]
・ODS フェライト鋼被覆管などの長寿命炉心材料の開発（量産技術開発、材料強度基準に向けたデータ拡充（照射データ、耐食性データを含む））
・照射データ等取得に係る試験技術開発
・炉心材料へのイオン照射等を活用した照射影響に関する基礎知見の拡充

31

・60 年設計を可能とする構造材料や長期健全性評価技術の開発
・システム設計に必要な燃料・材料、構造材料に関わる信頼性の高い設計式の提示
・MA 含有燃料の照射挙動の継続的・発展的な評価と解析（MA の再分布挙動等の照射データの取得・評価、挙動解析モデルへの反映等）。
・炉心材料製造に係る国内サプライチェーンの回復
・ODS フェライト鋼、フェライト鋼以外の新たな耐照射性材料の開拓
・材料性能の高度化に向けた新技術（3 元積層造形技術等）/計算科学的評価の成立性
評価
PHASE02（～2040）:[次世代炉設計への成果を反映]
・ODS フェライト鋼被覆管などの長寿命炉心材料開発（量産技術の高度化（材料性能/
品質安定性の向上、コスト低減等）、材料強度基準の高信頼性化）
・新技術/計算科学的評価による高性能イノベーション材料の製造の炉心材料開発への適用。
・システム設計に必要な燃料・材料、構造材料に関わる設計式の高信頼性化
・MA 含有 MOX 燃料リサイクル技術の実証データの取得



PHASE03（～2050）:[安全性の高い高性能革新炉の実用化開発に貢献]
・燃料・材料、構造材料に関わる設計式の規格基準化（国際標準化への取り組みを含む）
・ODS フェライト鋼被覆管、長寿命構造材料、長期健全性評価技術等の高信頼性化・高性能化に向けた研究開発（国際標準化への取り組みを含む）。
・新技術/計算科学的評価による高性能イノベーション材料の製造、イノベ―ティブ構
造・機能材料の採用等
・本 RM で示した 8 つのツールを活用した、安全性の高い高性能革新炉の実用化のための中性子照射下の応力や腐食挙動などの統合モデルによる炉寿命予測法の汎用的技術の構築（新技術革新）への貢献、本新技術革新による他関連分野への有益な波及効
果へ及び、SDGs やカーボンニュートラルへの貢献

2-１高速炉③ 評価・解析手法（計算科学、データベース、試験片サイズ効果など含む）
ニーズ：
安全性・経済性に優れる高速炉の実現と高速炉を利用した放射性廃棄物の減容化・有害度32低減のための技術開発のための各種データベースの整備、計算科学アプローチからの効果的な活用、補完的な評価と発展などが重要である。計算科学では、機械的性質が長期間の高エネルギー粒子の照射によってどのように変化するかを予測することが、他の材料分野にはない原子力材料分野独自のニーズである。計算科学的・理論的手法による評価の目的は、そのような実験から得られるデータをもとに現象を定量的にモデル化し、所望の照射条件下における材料特性を予測することである。
現状と課題と期待される成果：
計算機のハードウェアの向上によって、ミクロレベルの解析可能な範囲は徐々に拡大してきている。また、機械学習等の AI 技術の進展により、材料モデリング研究が様々なフェーズシフトを起こす可能性がある。一方で、国内原子炉の再稼働などによって様々なデータ（ミクロ組織変化、強度変化、腐食など）からデータベースの拡充が可能になり、計算機のハードウェア向上に付随して炉の寿命や耐久性などを支配するモデリング解析が飛躍的に進展していく可能性がある。


PHASE01（～2030）:

計算科学による高性能イノベーション材料製造法の最適化と実験との相関評価。計算科学による既存材料やイノベーション材料に対する照射・応力・腐食のデータベース、及び寿命予測法のモデル評価と実験の補完評価法の構築


PHASE02（～2040）:

計算科学による高性能イノベーション材料製造法の最適化による安全性・経済性に優れる高速炉の実現と高速炉を利用した放射性廃棄物の減容化・有害度低減の基盤構築

計算科学による高性能イノベーション材料製造法の最適化. 計算科学による既存材料やイノベーション材料に対する照射・応力・腐食のデータベース拡張と寿命予測モデルの高度化評価並びに実験の補完評価法の最適化


PHASE03（～2050）:

計算科学による高性能イノベーション材料製造の高度化による安

全性・経済性に優れる高速炉を実現と高速炉を利用した放射性廃棄物の減容化・有害度低減による早期実現。このためのイノベーション材料に関する照射・応力・腐食による寿命予測法の確立

2-１高速炉④ 国内外の照射施設（中性子、イオン、ガンマ線など）群、照射技術、廃炉
材
ニーズ：

33

「常陽」は世界的にも有数の高フラックスの高速中性子照射が行える貴重な高速炉であるだけでなく、高速炉燃料・材料の性能実証に必要な照射試験機能が開発・整備されており、日本だけでなく海外の高速炉の燃料材料に関わる性能実証試験や基礎データ取得の場としての役割が期待されている。構造材料等、部材によっては、供用中に高速中性子照射量は低く、熱中性子による照射が支配的となるため、JRR-3M を用いた照射データ取得のニーズがある。炉の構造材料の寿命評価には、材料ごとに、特にクリープ寿命や引張特性の全伸びに関する限界の熱中性子量と速中性子量の評価が設計上、重要だからである。
具体的には、燃料被覆管材料・ラッパ管材料（ODS 鋼、PNC-FMS、高 Ni オーステナイト鋼
等）、構造材料（SUS304 鋼、316FR 鋼、改良 9Cr-1Mo 等）のクリープ特性を含む強度評価や組織安定性及びそれらのデータベース拡充のため、利便性が高い「常陽」や JRR-3M 炉の活用が期待されている。
燃料の高燃焼度化や事故耐性向上に有効な ODS 鋼被覆管等の長寿命炉心材料の開発のためには、「常陽」において、材料照射試験、燃料ピン照射試験及び集合体照射試験を順次実施し、炉内健全性に係る実証データを取得する必要がある。一方、高速炉を用いた放射性廃棄物減容・有害度低減*に係る枢要技術である MA 含有 MOX 燃料リサイクル技術の実証のためには、MA 分離変換サイクルの小規模試験を行う必要がある。これに関連した重要な照射試験として、「常陽」の照射済燃料から MA を分離・回収するとともに、その MA を用いて、MA 含有 MOX 燃料を製造して「常陽」で MA 燃焼させる一連のサイクル試験(SmART サイクル)が計画されている。この分離変換技術の実証のため、「常陽」の活用が不可欠である。
「常陽」、JRR-3M を含めて、照射施設は、燃料および材料の研究開発に不可欠なプラット
フォームとして、萌芽的な研究も含めて様々な研究開発ニーズに対応する体制を整える必要がある。照射実験の計画的な、実行的なサポート体制の構築や産官学の連携が重要である。

*我が国はエネルギー基本計画（2018 年 7 月閣議決定）において、資源の有効利用、高レベル
放射性廃棄物の減容化・有害度低減等の観点から、使用済燃料を 再処理し、回収されるプルトニウム等を有効利用する核燃料サイクルの推進を基本的方針としている。 高レベル放射性廃棄物の有害度の低下（廃棄物の有害度が、発電に要した天然ウラン総量の放射能による有害度レベルまで低下するのに要する期間）については、使用済燃料の対してワンスルーの直接処分だと約 10 万年、軽水炉サイクル（再処理）を利用した方式だと約 8 千年、高速炉サイクル（再処理）を利用した方式だと約 300 年と短縮化できる。対コスト評価では、それぞれ約 1.0
円/kWh（※）、1.円/kWh 以上（※※）、未算定(研究開発段階のため未試算)である。また、その体積の減容化は、軽水炉サイクル（再処理）の場合は、1/4（ガラス固化体）に、高速炉サイ
クル（再処理）の場合は、1/4～1/7 に減容化する。
（※ 原子力委員会試算（2011 年 11 月）（割引率３％のケース）、※※ 総合エネ調 発電コスト検証ＷＧ 検証結果（2015 年 5 月））
現状と課題と期待される成果：
高速炉全般的な領域では、より安全な原子力システムの運転を進めていくための次世代炉設計やその設計の基になる高性能イノベーション材料の製造法を確立していくためには、高性能な燃料材料開発における照射試験は不可欠である。特に、「常陽」においては、高い34

照射量が稼ぐことができ、JMTR は廃炉であるため、JRR-3M の照射ではできない照射試験や相互の複合照射などが期待されている。この為、早期に再稼働を追求することが重要である。
照溶融塩炉に関する領域において研究炉を用いた炉内試験（照射クリープ、炉内腐食試験含む)


炉内コンポーネント材（黒鉛）

照射による歪み、塩の耐浸透性や Xe の耐浸透性が課題である。IG-100 の照射特性については、仕様条件は 25-30×1022nvt(E>50keV)@600-700℃であり、ガス冷却炉のデータを使用可能である。溶融塩及び希ガスの補足性の検討（＜1mm の気孔で成形）が必要であるが、等圧成形法による解消を期待。


構造材（Ni 基合金ハステロイ NorNi 基合金： フッ化物溶融塩用）

フッ化物溶融塩に対してはハステロイ-N（改良型）が候補材であり、スエリング、照射硬化に対しては MSBR 試験では良好である。
課題：Ni 基合金の問題点→ 高温ヘリウム脆化、Te 腐食による粒界割れ

課題：Nb 添加により改善→ 炉内試験によるデータ蓄積と長時間実証試験が必要

構造材（ステンレス鋼：

塩化物溶融塩用））

塩化物溶融塩に対してはステンレス鋼が腐食の観点から有効である。
課題：高速炉条件とほぼ同じであることから、高温照射脆化やスエリングにおいては、高速炉構造材開発を参照して開発を進める必要があり、溶融塩炉構造材照射挙動は、高速炉・ガス炉の先行研究によるところが大きい。現在のところ、照射挙動よりも腐食挙動に課題があると考えられる。
PHASE01（～2030）:[核燃料サイクルを含めた FBR 標準システムへの材料技術課題の取り組み]・常陽炉（JRR-3M 等含む）の照射施設と関連する PIE 施設や分析技術や検査技術の高度化や AI 等による研究開発速度の加速化
・既存材料及び革新炉設計向け材料照射データ拡充と技術評価、及びデータベースとAI 解析技術・次世代炉のためのイノベ―ティブな材料の開拓と製造技術開発、及びこれらに必要な照射場の提供（特に長寿命炉心材料の開発における製造技術として、高速炉燃料の高燃焼度化、MA の核変換性能向上に有効な長寿命燃料被覆管候補材である酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼被覆管などの長寿命炉心材料の開発。この開発の進捗には常陽等の国内照射施設での利用と試験・解析が極めて重要）35

・燃料の照射挙動評価に必要な照射場の提供
MA が燃料性能に及ぼす影響を評価するため、MA 含有 MOX 燃料の照射試験と照射後試
験による貢献）・革新的な燃料・材料、構造材料の開発、萌芽的研究に必要な照射場の提供
・照射場に関連する機器や燃料や材料などに対する高度分析技術と高度検査技術の提供・FBR 標準システム構築のための国内の共同研究連携の強化や人材育成
PHASE02（～2040）:[次世代炉設計への成果を反映]・システム設計に必要な燃料・材料、構造材料に関わる設計式の高信頼性化に必要な照射場の提供
・MA 含有 MOX 燃料リサイクル技術の実証データの取得に必要な照射場の提供
・革新的な燃料・材料、構造材料の開発、萌芽的研究に必要な照射場の提供



PHASE03（～2050）:[安全性の高い高性能革新炉の実用化開発に貢献]・イノベ―ティブ構造・機能材料・燃料の採用等のための照射試験データの拡充。
・革新的な燃料・材料、構造材料の開発、萌芽的研究に必要な照射場の提供

2-１高速炉⑤ PIE 施設群・分析装置群
ニーズ：
高速炉用燃料材料の研究開発には研究試験炉である「常陽」や JRR-3M 炉等の照射施設から PIE 試験まで一貫した施設環境下とそれに付随するサポート体制や研究協力の下で、国内外の研究者や開発者が利用しやすい形態が必要である。また、照射後に必要な照射キャプ
セルの分解や試料の仕分け、輸送、最新の様々な分析や試験などを含めた効率的で高性能な
PIE 施設群と分析装置群を整えることが重要である。
特に「常陽」は世界的にも有数の高フラックスの中性子照射が行える貴重な高速炉であり、「常陽」に隣接する照射後試験施設の機能の充実は重要である。既に基本的な燃料材料の照射後試験機能に加えて、非破壊で照射後の燃料要素の状態を詳細に可視化可能なＸ線 CT 技術等の他施設にない技術整備とその高度化研究が進められているが、例えば核融合分野で先行するミニチュア強度試験技術等の最先端の試験技術を広く導入検討するなど、貴重な36

中性子照射材から最大限の技術情報を得るための取り組みを継続することで照射後試験機能を高め続けることが期待される。
現状と課題と期待される成果：
PHASE01（～2030）:
・高度な、PIE 施設＋分析技術＋検査技術の提供
・長寿命炉心材料の照射性能評価
・MA が燃料性能に及ぼす影響を評価するため燃料の照射挙動評価
・革新的な燃料・材料、構造材料の開発、萌芽的研究に必要な照射後試験フィールドの提供、
原子力イノベーション等に係るニーズに応じた試験機能の高度化
PHASE02（～2040）:
・持続発展的、高度な、PIE 施設＋分析技術＋検査技術の提供
・次世代炉設計への成果を反映
・高性能イノベーション材料の製造へ貢献
・革新的な燃料・材料、構造材料の開発、萌芽的研究に必要な照射後試験フィールドの提供、
原子力イノベーション等に係るニーズに応じた試験機能の高度化
PHASE03（～2050）:
・安全性の高い高性能革新炉の実用化開発に貢献。
・イノベ―ティブ構造・機能材料・燃料の採用等のための照射試験データの拡充。
・革新的な燃料・材料、構造材料の開発、萌芽的研究に必要な照射後試験フィールドの提供、
原子力イノベーション等に係るニーズに応じた試験機能の高度化

2-１高速炉⑥ 新技術・AI 活用（材料や機器の製造、溶接、検査、製造規格など）
ニーズ：
安全性・経済性に優れる高速炉を実現するための高性能燃料・材料の開発. 高速炉を利用した放射性廃棄物の減容化・有害度低減のための技術開発に寄与する燃料・材料の開発. 過
酷条件においても損傷しにくい新型燃料部材の開発。我が国に蓄積されてきた高速炉技術
は、SFR(MOX 燃料)に関するものが殆どである。
これまで、実験炉「常陽」及び原型炉「もんじゅ」の設計・建設・運転、そして FaCT 以降に実施した設計研究と要素技術開発、日仏 ASTRID 協力により、次の実証炉を設計できるレベルの技術が官民に蓄積されてきた。事業者やメーカが保有する技術の維持は、設計研究

37

や要素技術開発を進めていくだけでは困難であり、実際の高速炉プラントを設計・建設・運転して初めて実用化に向けた技術の蓄積と発展が期待でき、人材の確保に繋がるのである。
「もんじゅ」の建設完了から四半世紀経過した現在では、「もんじゅ」の機器製造や建設、試運転に携わった技術者の多くが退職年齢に到達しつつある。我が国に蓄積された技術資産を散逸させず、若手・中堅の技術者へ伝承し、今後の実用化に繋げていく方策を明確にすることが急務である。机上の設計研究と要素技術開発だけでは、高速炉の実用化に必要な機器の開発、プラント建設、運転保守等の能力は涵養されないことを認識すべきであるので、この点を注意して開発を進めていくことが必要である。また、我が国のベースエネルギー源
として長期的に期待されている原子力発電を継続的にまた、発展させていくためには、使用済核燃料の廃棄物処理処分の負担低減を早急に確保していくことは自明である。高速炉の研究開発は、多くの技術的な困難さはあることが国際的にも認識されているが、安全でより有用な技術革新（コストを含む）を、他国に後れを取らないように国際競争の中で常に取り組むことは重要である。
現状と課題と期待される成果：


PHASE01（～2030）:
・次世代炉のためのイノベ―ティブな材料の開拓と製造技術（3 元積層造形技術等）
・燃料被覆管用酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼などの量産製造技術・検査技術の基盤構築と関連する強度基準整備、その他革新的な耐照射性材料開発における製造技術の開発のための設備構築等



PHASE02（～2040）:
・イノベーティブな材料製造技術や評価・解析手法の高度化。次世代炉設計への成果を反映へ
・さらなる、燃料被覆管用酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼などの量産製造技術・検査技術の基盤構築と関連する強度基準整備、その他革新的な耐照射性材料開発における製造技術の開発のための設備構築等



PHASE03（～2050）:
・イノベ―ティブ構造・機能材料の採用等に対応できる技術の提供。安全性の高い高性能革新炉の実用化開発に貢献へ

2-１高速炉⑦ 他分野連携協力、国際協力など

38

ニーズ：
安全設計基準の国際標準化に向けた取組み（2 カ国/3 カ国間、多国間の国際協力の枠組みを活用し、我が国が中核国の１つとして、次世代高速炉の開発を進める諸国と連携し、高速炉サイクル技術開発と設計クライテリアの国際標準化に取り組み）において、材料の国際標準化等に対する国際協力による研究開発の推進や情報交換などの枠組みの中で、技術革新をしながら高い信頼性のあるシステムを構築していくために重要な役割をなす。また、「開発段階にある SFR に適合する保全計画」と国際的に合意された安全設計（SDC/SDG）の考え方に基づいた「SFR に対する規格基準類」については、開発側だけでなく規制側、関連学会、内外の有識者等と幅広く意見交換を行い、革新的な技術開発と並行して整備していくことが重要である。
高温ガス炉や高速炉などの GEN-IV 炉の材料開発では、共通するところが多いため、照射損傷に対する知識の共有により炉材料開発の効率化を図る。
現状と課題と期待される成果：


第 四 世 代 原 子 力 シ ス テ ム 国 際

フ ォ ー ラ ム

GIF(Generation-

IV International Forum)： 2030 年代以降の商業導入を目指し、開発目標(持続可能性、
安全性・信頼性、経済性、核拡散抵抗性・核物質防護)を満たす革新炉システムの研究開発を推進（2001 年に発足した多国間国際協力の枠組み。国際協働で安全設計基準の原案作成）


IAEA, NEA(Nuclear Energy Agency)：

安全設計基準の国際標準化、規制側とのコミュニケーション促進

ＯＥＣＤ/ＮＥＡ(経済協力開発機構／原子力機関)関係：欧州を中心に日本、韓国、ロ
シアを含め 31 カ国が加盟しており、政府間の協力によって、原子力発電を安全で環境に調和した経済的なエネルギー源として開発利用の促進。



IAEA 関係：「革新的原子炉と核燃料サイクルに関する国際プロジェクト」(INPRO)が 2001
年に始まり、21 世紀のエネルギー需要に対する原子力の持続的な貢献を可能とするため、日本を含め 40 カ国と 1 国際機関(欧州委員会)が活動に参加。INPRO の活動の 1 つとして、世界的に持続可能な原子力システムへの移行のためのロードマップを描くプ
ロジェクト(ROADMAPS)が 2014 年 11 月から始まり、日本を含む 16 カ国が参加(オブザーバ含)。NEA では、2050 年を念頭に将来のロードマップを策定するため原子力革新 2050
(Nuclear Innovation 2050(NI2050))イニシアチブを 2015 年に開始し、この活動では、第二世代炉から第四世代炉を対象に、原子炉、核燃料サイクルの技術開発までの検討が実施。

EAGLE （ Experimental

AcquisitionofGeneralized

Logic

to

Eliminaterecriticalities）関係：Na 冷却高速炉のシビアアクシデントの協働炉内試験。炉心が大きく損傷した場合の溶融燃料の挙動とその事故の影響を和らげるための対策研究と39

して、カザフスタン共和国の研究炉((Impulse Graphite Reactor）IGR 炉；黒鉛減速パルス出力炉)を用い、実際に原子炉の中と同様、核分裂反応で燃料を溶融させ、その溶融した燃料の Na 冷却材中の挙動のデータ取得。EAGLE-1、-2 を通じて溶融燃料流出による再臨界回避メカニズムの確認、EAGLE-3 による燃料再配置過程や再配置燃料の冷却性を確認。
CNWG 関係：

MEXT 下で米国エネルギー省との間で高速炉サイクル研究開発に係る協力を行ってきており、日米政府間の「民生用原子力協力に関する二国間委員会」の下に発足した日米民生用原子力研究開発協力の作業部会(CNWG)において協力。近年の米国の高速炉研究開発は、動的機器に頼らずとも静的機器のみで安全性が確保される原子炉やアクチニドリサイクルの実現を重視しており、高速炉材料、金属燃料炉心挙動解析等の新型炉研究開発、MA 分離手法等の燃料サイクル研究開発・廃棄物管理といった協力
分野を文部科学省と共にリードする中心的な役割。2016 年 1 月には、日米政府間で第4 回 CNWG 会合が開催され、今後より一層協力を深めることが合意。


原子力機構(JAEA)、仏国原子力・代替エネルギー庁(CEA)、米国エネルギー省(DOE)の３
機関の協力関係： 安全、材料、熱流動等８つの研究分野及び機器設計等４分野の協力を定めた「ナトリウム冷却高速炉(SFR)の協力」覚書を交わし、各分野の計画を策定・合意し 2011 年より協力がスタート。本協力には、我が国の研究開発成果を第４世代 SFRの安全性等に役立てようとする国際貢献。

PHASE01（～2030）:
・米国やフランス等との二国間及び多国間でのネットワークを活用した国際協力による実用化のための技術基盤の確立とイノベーションの促進のために，国内外一体となって取り組み。
・革新的小型高速炉の研究開発の協力
・先進材料の開発と規格化に向けての技術整備
・国際標準化に向けた連携協力
・国内外のインフラなどを活用した研究開発
・原子力内外の他分野との連携による技術の確保や向上

PHASE02（～2040）:
phase 01 を基に、高性能次世代炉に向けた材料開発やデータ整備、技術実証活動を発展、実現させていくための国際協力

PHASE03（～2050）:
phase 02 を基に、イノベ―ティブ構造・機能材料の採用等を発展、実現させていくた
めの国際協力40

2-１高速炉⑧ 人材確保、人材育成、アウトリーチ活動
ニーズ：
軽水炉分野などの技術、人材との交流と協力。産官学の連携。高速炉が実用化されるま
での開発期間が長期に亘ることから、現時点で未成熟な概念の開発が進展する可能性は排除できない。この不確実さに備えるためには、国内外の多様な研究開発動向を注視し、様々な炉概念及び革新技術に関するイノベーション研究の状況を把握するとともに、それらの中から将来の高速炉サイクルに寄与する可能性の認められる技術を取り込んでいく柔軟性を持つことが重要である。特に、大学や研究機関においては、実用化開発における主概念や技術の制約に囚われず、より幅の広い多様な炉型や革新技術について研究し、原子力研究の裾野を拡大していくことが望まれる。その際、学会のみならず産業界との意見交流の場を設け、研究活動の活性化を図るとともに、高速炉サイクルの研究開発を担う人材育成も図っていくことが重要である。
これまで、実験炉「常陽」及び原型炉「もんじゅ」の設計・建設・運転、そして FaCT以降に実施した設計研究と要素技術開発、日仏 ASTRID 協力により、次の実証炉を設計できるレベルの技術が官民に蓄積されてきた。事業者やメーカが保有する技術の維持は、設計研究や要素技術開発を進めていくだけでは困難であり、実際の高速炉プラントを設計・
建設・運転して初めて実用化に向けた技術の蓄積と発展が期待でき、人材の確保に繋がるのである。「もんじゅ」の建設完了から四半世紀経過した現在では、「もんじゅ」の機器製
造や建設、試運転に携わった技術者の多くが退職年齢に到達しつつある。我が国に蓄積された技術資産を散逸させず、若手・中堅の技術者へ伝承し、今後の実用化に繋げていく方策を明確にすることが急務である。机上の設計研究と要素技術開発だけでは、高速炉の実用化に必要な機器の開発、プラント建設、運転保守等の能力は涵養されないことを認識すべきであるので、この点を注意して開発を進めていくことが必要である。
次期炉の運転開始までには一定期間かかることが予想され、それまでの間の技術維持に、常陽の改造に加え、国際協力を通じた世界標準の炉型の設計検討や、その成立性と安
全性と経済性の向上に必要な技術開発を進めていくことが必要である。そこでは、廃止措置が進む「もんじゅ」で得られる知見も最大限活用していくことが重要である。
現状と課題と期待される成果：


PHASE01（～2030）:

ニーズに対応できるコミュニティ形成



PHASE02（～2040）:

上記及び関係する項目に対応できるコミュニティ形成



PHASE03（～2050）:

上記及び関係する項目に対応できるコミュニティ形成と発展

41

2.2

核融合炉

日本における核融合炉開発は、核融合研究開発基本計画に沿って行われている。その基本計画では、炉心プラズマ技術、 炉工学技術、材料、そして安全性と炉システムの研究開発
を４つの主要な内容としている。1970 年代前半までが第一段階、JT-60*の建設開始からが第2 段階で、現在は、ITER 計画を主軸とする第 3 段階にある。ITER 計画では、欧州・日本・
ロシア・米国・韓国・中国・インドが共同で実施しており、その目標は、50 万キロワットの核融合出力を長時間に渡って実現し、核融合エネルギーが科学・技術的に実現可能であることを実証することである。国際熱核融合実験炉 ITER は、将来の発電炉に不可欠な主要な技
術をすべて含んでいる。第三段階計画や推進方策を策定した原子力委員会は，東日本大震災と東京電力福島第一原子力発電所事故を受けてその在り方が見直され，核融合については
科学技術に関するものとして文部科学省が中心的に担うべきとされた。同省に置かれた核融合科学技術委員会は，我が国の原型炉に向けた新たな政策を示すため，平成２９年１２月
１８日，「核融合原型炉研究開発の推進に向けて」（以下「新推進方策」）を策定された（併せて， アクションプランも改定）。新推進方策やアクションプランは，原型炉に向けた必要な取り組みや解決すべき技術課題が網羅的に整理されているが，限られたリソースの中で原型炉開発をタイムリーに進めるためには、さらに優先的に実施すべき課題を抽出し，予算要求等に反映していくことが求められている．そのため，核融合科学術委員会は，課題抽出の際に特に重要となる，①開発の重要度と緊急性，②国際協力の観点に基づいて，「原型炉研究開発ロードマップ」（以下「ロード マップ」）を検討し，平成３０年７月に一次まとめとして整理がなされた。
核融合原型炉に向けた核融合技術の基本的な開発戦略では，現在, 最も開発段階の進んでいるトカマク方式を炉型とし，第四段階への移行条件を満足させる技術課題の達成を，産学官の核融合研究開発コミュニティ全体の共通目標と設定されている。なお,核融合原型炉
では安全性を大前提とし，炉工学技術の技術的成立性を実証するとともに，実用化時の経済性を情勢に応じた現実的なものとする研究を行うことになっている。併せて，研究開発の加速と課題達成を促すため，一定の多様性を持った総合的な取組を進めるべく，相補的・代替的なヘリカル方式・レーザー方式，革新的概念の研究を並行して行うとしている。核融合原型炉に求められる基本概念については，核融合エネルギーの実用化に備え，
１．数十万 kW を超える定常かつ安定した電気出力，２．実用に供し得る稼働率，３．燃料の自己充足性を満足する総合的なトリチウム増殖を実現することを核融合原型炉の目標としている。そのため留意すべき設計要件として，１．ALARA（As Low
As Reasonably Achievable），２． 受容され得る建設コスト，３．柔軟なブランケットとダ
イバータ設計を，また運転開発期の要件として，１．熱・粒子制御とプラズマ制御，２．実用に供しうるメンテナンスシナリオと稼働率，３．ブランケットとダイバータの高性能化，

42

の実現が挙げられている。
核融合原型炉の開発に向けたアクションプランは，原型炉設計を含めた１５の原型炉開発の技術分野から構成されている。原型炉設計は開発全体を統括する意味から０番とし，以後，１．超伝導コイル，２．ブランケット，３．ダイバー タ，４．加熱・電流駆動システ
ム，５．理論・計算機シミュレーション，６．炉心プラズマ，７．核融合燃料システ ム，
８．核融合炉材材料と規格・基準，９．安全性，１０．稼働率と保守性，１１．計測・制御，
１２．社会連携，１３．ヘリカル方式，１４．レーザー方式, １５番に「参考」としてレーザー方式特有の開発も添付されている。２０３５年頃に予定される ITER の燃焼確認後，速やかに第四段階への移行判断を行う必要があるが，その移行には，ITER の自己点火実験の成功と，国内に建設中の超伝導定常トカマク JT-60SA(super, advanced)による成果の達成といくつかの工学実証のための諸設備も必要とされている。
大きな設備の例：
・A-FNS(Advanced Fusion Neutron Source) なる加速器型中性子照射試験装置（2020 年代中盤に建設の判断）
・ダイバータの高熱負荷を試験する設備
・2030 年代に，大量トリチウムの取扱設備
・原型炉の建設判断前に，その保守システムを実機大で実証確認する設備。
一方，ITER や JT-60SA の成果を原型炉に適用するためには，統合シミュレーションコ
ードの実現も含めた理論・シミュレーションの大きな進展も必須である。これらに対応し、ITER ならびに原型炉の研究開発が進行中であって、核融合 RM に沿った ITER や原型炉に関する材料開発やデータ整備が進められている。

*「JT」は JAERI Tokamak、「60」は計画当初のプラズマ体積 60 立方メートルに由来。
【参考資料】
松浦重和，小川雄一，岡野邦彦，上田良夫，秋山毅志, 「核融合原型炉開発に向けた 新推進
方策・ロードマップの策定にあたり」J. Plasma Fusion Res. Vol.94, No.11 (2018)５７５‐５８２.

① 高性能材料の研究開発（イノベーション材料など、研究基盤向上、優れた強度特性、高耐食性、など）
2.2 節の冒頭に示した背景を基にして、核融合炉の主要コンポーネントであるブランケッ
ト及びダイバータに着目し、材料開発へのニーズと課題を抽出した内容を核融合原型炉開発のための技術基盤構築の中核的役割を担うチーム(合同コアチーム)による「核融合原型炉開発のための技術基盤構築の中核的役割を担うチーム報告」*や材料部会企画セッション（2018 年春の年会）**などで示されている内容を基にしてそれぞれ示すこととする。また、

43

軽水炉の圧力容器や被覆管と核融合炉のブランケットの特徴の対比を下記の表に示すように、軽水炉と異なる、核融合炉の独特の特徴に合わせ、核融合原型炉の設計と製作技術の評
価を進めていく必要がある。
表．軽水炉の圧力容器や被覆管と核融合炉のブランケットの特徴
軽水炉
壁厚
溶接部位

圧力容器

軽水炉

被覆管

核融合炉 ブランケット

厚い：

燃料クラッド：薄い：（t=170～250mm）

薄管(< t=1mm)（t=15～25mm）

少ない

燃料クラッド：溶接部が 多い
ない

照射条件

均一

均一

勾配が大きい

照射量

小

大

大

中性子エネ

低

低

高

ON/OFF あるいは過ON/OFF による熱負荷

LOCA(loss

圧による熱負荷

燃料変形による変形

accident) による過圧、燃料生成物による圧力

短時間での現象:

長時間スケール

<30ms

ルギー
評価条件

of

coolantt【参考資料】*
核融合原型炉開発のための技術基盤構築の中核的役割を担うチーム(合同コアチーム)による「核融合原型炉開発のための技術基盤構築の中核的役割を担うチーム報告」2014 年 9 月、NIFSMEMO-69.
**
橋本直幸「材料照射研究の次の 10 年に向けたアクションプラン（1）核融合炉材料照射研
究の現状と展望」(2018 年 3 月) 材料部会企画セッション 日本原子力学会.
ニーズ

For Blanket materials

指摘されている技術課題(a) 核融合炉構造材料開発においては、基本的な要求事項として、低放射化性能、構成元素の核的特性、さらには耐照射性や耐食性が挙げられ、これらに対する核融合中性子照射の影
響を明確化して構造設計上の許容範囲の設定が必要(b) 構造材料、トリチウム増殖材、中性子増倍材の基礎データ、及び標準データの拡充(c) 実際の核融合環境下におけるブランケット特性の総合実証(d) 原型炉全体のトリチウム増殖性能が確保されることの実証、及びトリチウム透過漏えい防止の実証(e) 原型炉概念全体から見て整合のとれた遠隔保守概念、安全性確保概念、及び規格基準の構築(f) 先進ブランケット概念については、固有の諸課題の解決が必要

44

(g) 先進新構造材料の研究開発（高熱伝導性を有する鉄鋼複合材料、ハイエントロピー合金(HEA)、積層造形材料、ミルフィール構造をもつ材料、これらの材料の諸特性評価や長期安定性（クリープ、疲労、環境効果（照射、腐食等）等）の予測シュミュレーション など）
現状と課題•

For Blanket materials

低放射化フェライト鋼は、核融合炉原型炉構造材料の第一候補材料である。この名称は、Mod9Cr 耐熱鋼（T91：Fe-9Cr-1MoVNb）をベースに低放射化を図った鋼の総称であり、核変換で短寿命の放射性核種となる元素に置き換えることで、被照射材料の放射化を低減させたフェライト鋼である。現在ブランケット構造材料として開発が進められているのは、F82H 鋼（Fe-8Cr-2W-0.2 V-0.04 Ta-0.1 C）等の 8～9Cr 系
フェライト・マルテンサイト鋼であり、製造実績やデータベースの拡充が進んでいる。その高温強度は一般的に利用されている 9Cr 系耐熱鋼（Grade91）レベルである。耐照射性については、原子炉照射等で取得したデータベースが比較的に充実しているが、物理特性は本質的に Fe のそれに準じており、熱伝導率は銅合金の 1/10程度しかない。このため、ダイバータをモノブロックと想定した場合、定常熱負荷が厳しい部位では肉厚 1mm 以下の円管しか成立せず、耐蝕性が大きな問題となる。

•

SiC/SiC 複合材料は核融合炉構造材用の先進材料として位置づけられ、その開発成果の特徴は、セラミックス繊維で複合材内部を強化することで、セラミックス独特の軽量性、高硬度及び高温安定性などの性能を有したまま擬延性を備えたことにある。特に、 高結晶性の SiC は優れた耐照射性能を有することがこれまでに実証されている。SiC/SiC 複合材料の利用により、核融合炉の発電効率の飛躍的な向上が期待されるだけでなく、SiC がもつ低誘導放射能・低崩壊熱特性による放射性廃棄物の低減が期待される。このように SiC/SiC 複合材料は、将来有望な核融合炉用先進材料として、商用炉まで見据えた核融合炉先進ブランケットへの適用を目指して研究開発が進められている。実用化に向けては、金属ともセラミックスとも異なる新しい概念で設計された複合材料を適切かつ安全に効率よく使っていくための指標が重要であり、その基本理念を確立するために、複合材料の挙動理解、特性評価に関する基礎研究が必要となる。また、このような発想で作られた SiC/SiC 複合材料
は、核融合のみならず、軽水炉の事故耐性燃料、航空機のロケットエンジン部材など、幅広い産業での実用化も視野に入り、核融合炉材料研究で蓄積する多くの共通基盤技術の波及効果が期待される。最近では、低コストで工業レベルでの製作を目指した技術開発として、BN 粒子分散型 SiC/SiC 複合材料等の様々な研究開発が進められている。この中で BN 粒子分散型 SiC/SiC 複合材料は、従来の CVI(Chemical
Vapor Infiltration：化学気相浸透法)材に比べて、耐酸化性能向上と高サイクル疲
労の疲労強度（1200℃）の改善がなされている。また、溶融 Si 含浸（Silicon Melt
infiltration）法による SiC/SiC コンポジットの製造などが行われている。米国で45

は、GE 社が主導して航空エンジンホットセクションへの SiC/SiC 複合材料の開発が進んでいて，一部部品に実機適用が開始されている。また，BN 被覆 SiC 繊維クロス
や UD プリプレグテープを積層し，Si 溶融含浸により高密度な Si-SiC マトリックスが形成していることが報告されている。大量生産と品質安定化のため，テーププレースメント技術の開発も進められ，実用化は近い。
•

バナジウム合金については、同様に先進材料として開発が進められており、NIFSHEAT-2 の開発(2018 年 6 月)では、高純度化によって加工や溶接を行っても割れにくくできると同時に、高温での強度も維持できることが示されている。バナジウム
合金は、低放射化フェライト鋼よりも低放射化性能が優れているため、リサイクルの観点でも、最近、材料開発の進め方が見直されている状況にあり、今後の研究開発の進展が期待されている。
【参考資料】

大野直子、他、ダイバータ用 ODS-Cu の開発、J. Plasma Fusion Res. Vol.95, No.8
(2019)３７０‐３７３.
他方、製造技術の課題として、金属 V の製造法として，現行の Al 熱還元法に代わる金属 V および V 合金の生産性の高い新製錬プロセスの開発が現在強く求められている。今後，技術革新が進めば，資源的に豊富な V の酸化物を利用して金属熱還元法などにより高い純度の金属 V を大量生産することが可能となる可能性がある。将来，エネルギー環境分野で重要な役割を担う水素吸蔵合金の基盤材料としても，金属 V
および V 合金は将来の需要の大幅な増大が期待される。このような背景からも高純度の金属 V および V 合金を安価で効率良く製造できる新しいタイプの製錬プロセスの確立が期待されている。
【参考資料】

宮内彰彦、岡部徹、バナジウム及びバナジウム合金の新しい製造技術の開発、日本金属学会誌 第 74 巻 第 11 号(2010)701-711•

核融合炉のブランケットシステムに関わる課題の整理の難しさは、その要求仕様が原型炉の性能仕様と直接関係するが、一方で、原型炉の目標性能が明確に定まっていないことにある。必要な開発要素は整理できているので、定量目標を設定し、それに向かった研究活動を具体化することで、技術要素の整合性が確認できる。

•

ITER-TBM(test blanket module)設計では、材料の規格基準の策定並びに安全及び保守シナリオの検討に必須な増殖・増倍材料及び構造材料の原型炉工学データベース（荷重影響、照射影響、腐食影響、等）の整備が必要である。
固体増殖・水冷却（WCSB）方式の TBM の開発/製作を具体化し、ITER の安全審査の要求水準を満たす必要がある。さらに、ITER のパルス運転を利用し、強磁場環境との整合性、及び変動負荷・環境への応答健全性等を実証する必要がある。

46

•ITER-TBM システムである WCSB(water-cooled solid breeder)では、冷却システム、
トリチウム計測システム、トリチウム回収システムの開発により、原型炉全体のトリチウム増殖性能、持続的な運転条件、環境安全、及び、トリチウム透過漏えい防止の実証が必要である。また、遠隔保守概念の構築としては、故障発生時の対処が可能なシステムの構築や総合的な保守時の安全性確保概念の検証も必要であって、安全性を確保し、事象の管理が可能なブランケットシステムを構築する必要がある。

•

一方、先進ブランケットに関しては 製作・異種材料接合技術、複雑流路での冷却材
熱流動、水素と熱の輸送・回収等の各々について、小型試験体による技術・設計検証を行い、課題の洗い出しとブランケット概念設計へのフィードバック、解決のための研究開発展開を図ることが必要である。
複数の概念案が存在し、研究開発活動が展開されている状況にあって、得られた基礎データの整理、開発技術の取り込み、熱交換を含む原型炉 TBM 設計素案の提示、さらには、これらの詳細な比較検討を進め、原型炉 TBM 開発において重点化する概念を選択することが必要と言える。
これらの先進材料については、移行判断時にその利用の可否を判断できるように、
原型炉設計チームとの利用方法の検討や、データベースの充実を進めることが必要である。

•

様々な分野で様々な手法によって新材料の研究開発が世界的に進められていて、核融合炉用材料の適当する研究開発が行われている。近い将来、良好な特性を持ち、製造技術も兼ね備えた新候補材料の開発が期待されている。これらの新材料などの諸特性評価や長期安定性（クリープ、疲労、環境効果（照射、腐食等）等）の予測
シュミュレーション技術、AI 技術、及び、他分野との DX（デジタルトランスフォー
メーション）などによる加速化＋SDGs(7,9,13 等)を行いつつ、2030 年までの投資
循環型モデル作りが重要で、また、2040 年までにはそれを超えるデータ駆動型研究開発の加速化では投資循環成長なども含め、総合的な研究開発を進めることにより、早期に飛躍していくことが期待される。

ニーズ

For Diverter

指摘されている技術課題(a)熱負荷と排気性能を満足する磁場配位とプラズマ運転(b)材料開発（トリチウムインベントリ、熱粒子・照射負荷による材料特性劣化の観点が重要）(c)定常熱除去設計(d)ダイバータ機器の健全性・保守性と矛盾しない周辺プラズマ条件の同定とプラズマ運転
シナリオの策定

47

(f) 実用的には、数十～百トンレベルでの素材が必要となることから、製造性、組織的均一性、再現性、大量生産性、加工性、製造コストなども材料選択の重要な因子(g) 先進ダイバータ関係材料の研究開発（高熱伝導性を有する鉄鋼複合材料、ハイエントロ
ピー合金(HEA)、積層造形材料、ミルフィール構造をもつ材料 など）
現状と課題•

For Diverter

ITER ダイバータの垂直ターゲットが維持する熱流束は、10
よび 20

MW/m²（定常状態）おMW/m²（低速過渡状態）と推定されている。アーマーの素材には、金属の中で最も融点の高いタングステンが選ばれた。これは、国際的な研究開発の結果、有望な実験結果が得られ、プロトタイプのテストに成功したためである。ITER のダ
イバータの 54 個の 10 トンのカセットアセンブリは、遠隔操作によって取り付けられ、マシンの寿命の間に少なくとも 1 回は交換されることになる。ITER ダイバータのプラズマ対向部品は、地球の大気圏に再突入する宇宙船の熱負荷より高い熱負荷にさらされる。これらの重要な部品の性能と製造性を確保するために、ITER ダイバ
ータのプラズマ対向部品の適格性評価活動が何年も前から行われている。ITER 装置の厳しい熱条件にタングステン部品が耐えられることを実証するために、プラズマ
対向部品の実物大の試作品を、ITER のために特別に設計・構築された高熱流束試験施設（ロシアのダイバータ試験施設）で試験が行われる。また、JET トカマク（英国）では、タングステンの溶融挙動を調べる実験が行われており、WEST プロジェクト（フランスの Tore Supra トカマクの改造）では、タングステン製ダイバータの定常運転とプラズマ性能への影響について重要な知見を得ることができる。

（https://www.iter.org/mach/Divertor）•

ITER の定常状態では、荷電粒子（水素イオン、ヘリウムイオン、イオン化した不純物原子、電子）と中性粒子（電荷交換中性粒子、中性子）がダイバータのストライ
クゾーンで最大約 400 秒間に渡って 10MW/m2 に達するが、最大約 10 秒間に渡って20MW/m2 ものスロートランジェントが発生すると考えられる。原型炉では、熱負荷の限界は材料開発の進歩に大きく依存し、予想される寿命期間中に、Plasma Facing
Material(PFM)でのはじき出し損傷は 4～8 dpa（dpa: displacement per atom）、

ヒートシンク材料では 5～15dpa の値に達する。これに対し、ITER では、ダイバー
タの中性子損傷は 1 dpa を超えないレベルである。
【参考資料】

Jochen Linke et al., Matter and Radiation at Extremes 4, 056201(2019),
https://doi.org/10.1063/1.5090100)•

ダイバータの熱負荷の問題は、要求される特性と現有技術とのギャップが非常に大きく、一つの項目の改善だけでは解決できない。プラズマからの熱流束の低減及びプラズマ対向機器の除熱特性向上、両者の最適化によって妥協点を見出すことが必48

要であろう。さらに、炉条件下の中性子照射環境における材料特性の劣化も避けられない。特に材料寿命は装置メンテナンス指針に大きな影響を与える。
また、 プラズマ対向機器は、プラズマ対向材料と伝熱材料の複合体であり、個々の材料特性の優劣だけではなく、それらを組み合わせた総合的な熱除去特性や機器寿命に基づき、適切な材料選択を行うことが重要。
•

特に、ダイバータ部における熱バランス、プラズマ真空容器内の粒子バランスを成立させるためには、（1）プラズマからの熱流束の低減（2）中性子照射環境下におけるダイバータの熱除去特性向上（3）ダイバータ部における粒子制御特性（燃料粒子と不純物の排気）の確保が必要である。また、課題（1）と（3）は相反関係にあるので、自己無撞着な解を見つけることが必要である。

•

トリチウムを含むプラズマ壁相互作用について、材料・表面・周辺プラズマ・計測・
モデリング・中性子効果の観点から総合的な知見を得るための研究環境整備及び体制作り、原型炉全体での経済性や安全性とダイバータへの入射熱負荷に関する検討、冷却オプションの決定が必要である。この実現のため、JT-60SA や加速器照射施設等の実験によって原理検証が有効である。

•

熱除去特性の向上のためには、中性子環境下でも十分な特性を有する高熱伝導材料の開発が必要。
材料特性はメンテナンスサイクル等の炉設計の根幹に影響を与えることから、早期に使用可能な材料を選定することが求められる。
さらに、ダイバータへの高熱負荷を適切に処理するため、高熱伝導特性を有する銅合金を使用することが妥当と考えられているが、既存の銅合金は耐中性子特性が不足しており、ダイバータを高頻度で交換しなければならないことが懸念されている。
ダイバータの交換頻度を低減し、十分な稼働率を実現するためには、 銅合金の耐中性子照射特性の理解、さらには、耐照射特性の向上が重要な課題である。
銅は高い熱伝導率を持つためダイバータ用部材として有用であると考えられるが、材料強度が低いだけでなく、照射によって著しく脆化するため単体での使用は難しい。この課題を打破するため、最近国内では、銅の酸化物分散強化（ODS 化）と組織制御によって，引張強度と延性を向上させた ODS-Cu 合金の開発に関する基礎的研究が進められている。

•

ITER 用機器・材料の基準の一つである ITER Grade タングステンは、粉末焼結と熱間圧延で製造された工業用 W 材料の厚板材と同レベルの性能を有するが、さらなる健全性の担保には再結晶温度、DBTT 及び高温強度の上昇が必要であり、これにはき裂進展を抑制する効果の有る結晶粒微細化や K 元素などの溶質元素添加による再結
晶温度上昇の効果が有効な方法である。ダイバータ材料の中性子照射効果の精査に

49

は、先ず、再現性および均一性が担保できる製法を確立し、原子炉やイオン照射施設などを用いた照射実験を行い、この課題を早急に解決していくことが必要である。
•

様々な分野で様々な手法によって新材料の研究開発が世界的に進められていて、核融合炉用材料の適当する研究開発が行われている。近い将来、様々な良好な特性を持ち、良好な製造技術も兼ね備えた新候補材料の開発が期待されている。DX や AI 技術によるの加速＋SDGs(7,9,13 等)を行いつつ、投資循環型モデルつくりなどにより、開発が飛躍していくことが期待される。

2-2 核融合炉② 高性能、高効率、安全なシステム設計等（環境への負荷低減、規格・基準、核特性、伝熱特性等を含む）
ニーズ for 規格化、及び設計基盤となる技術開発
指摘されている技術課題と課題解決
a. 材料規格を定めるためには、材料特性評価と劣化機構の理解に加えて、材料への要求仕様を定義する基となる核融合炉における安全性確保の基本方針と、それに対応した構造設計基準が必要。
b. 初期の原型炉工学設計活動に必要な核融合中性子照射データを獲得するため、国際核融合材料照射施設 A-FNS の早期実現だけに頼るのではない、代替案や複合的な取組案を検討し、取り組むことが必要。
c. 照射データ取得の前提となっている微小試験法について、規格基準の確立が必要。
d. 材料開発には長いタイムスパンが必要であるが、実際の使用に着実に結びつけるた
めには、産業界の長期にわたる積極的参画が不可欠。
e. DEMO 炉用ダイバータの冷却管付近で生ずる 500℃の温度勾配はこれまでの工学機器において未経験の巨大熱負荷を与えるため、当該機器構造体全体の熱負荷軽減技術
開発
現状と課題
•

ITER で照射した TBM の受入、ならびに、TBM での照射試験や照射後試験を通し、ブランケットシステムに対する評価計画がある。また、規格基準の構築について
は、核融合炉固有の安全性を十分考慮したうえで合理的な規格基準を設定する必要があり、特に、核融合炉の安全性確保の基本方針と構造設計基準の策定、及び材料に対する設計要求の明確化が必要。

•

例えば、低放射化フェライト鋼では、核融合中性子特有の照射効果が発現する臨界条件までの範囲で、核分裂炉・核破砕中性子源照射データ等に基づき実施すること50

が可能と推測され、模擬照射実験及びモデリング研究を基軸として BA 活動で進められている。
•

なお、核融合中性子照射影響を考慮した材料規格について、A-FNS での微小試験片を用いて得た照射データの取り込み方を規格基準として明確化することが必要と言える。一方で、核融合中性子照射影響について、A-FNS の早期実現だけに頼るのではない。核変換ヘリウム効果を検証可能な核融合中性子源の整備・利用や既存の原子炉施設を有効活用する代替案や複合的な取組案を検討し、核融合原型炉の早期実
現や長期安定運転のための諸課題に取り組むことも大切である。

•

筐体の耐圧性確保に関する指針は、システムの安全性確保の方針に関係すること、筐体の構造に大きく影響し得ることから、早期に明確にすることが必要。

•

照射計画において評価できない項目について、シミュレーション・モデリングで補
うための方法論を明確化することが必要である。

•

原型炉ダイバータで使用する材料を決めるには、材料単体の性能のみならず、ダイ
バータ機器としての総合的な評価を行うことが必要。また、 原型炉の高効率エネル
ギー生産へ向けた高性能化には、先進冷却方式ダイバータの開発も重要である。

•

DEMO 炉用ダイバータの冷却管付近で生ずる 500℃の温度勾配はこれまでの工学機器において未経験の巨大熱負荷を与えるが、当該機器構造体全体の熱負荷を軽減できれば、これまで解がなかった DEMO 炉用構造材料開発の最重要課題をクリアするだ
けでなく、高熱伝導性を有する新材料（例えば、鉄鋼複合材料など）として工学的にも大きな付加価値を持たせることになる。

ニーズ for 安全性, 環境への負荷低減, 保守性能指摘されている技術課題(a) 核融合プラントの工学的安全性の理解に基づいた、安全性、及びトリチウム影響の評価。
(b) 通常運転時においてもトリチウムの放出があることから、環境トリチウム挙動と生態系影響の把握、安全管理、社会的受容性の確保。
(c) 異常事象とその対策などの安全に関する研究は、国内で我が国固有の条件に合わせて実施できる体制を構築することが必要。
(d) 保守方式の将来展望、信頼性確保のアプローチ(品質保証、冗長性、安全裕度の考え方)、検査性、計画外停止リスクを考慮した「一定の経済性」提示。
(e) 炉内機器の寿命予測、及び、寿命伸長へ向けた取組の方向性提示。
(f) 保守方式、炉構造、建屋・ホットセルにわたる総合的な保守概念の構築。耐放射線性機器の開発、及び、システム統合化。

51

現状と課題•

原型炉で重要な事故シーケンスの解明、事故進展の防止・緩和のための安全設計手法の構築、原型炉の安全設計ガイドラインの確立。トリチウムのインベントリは、真空容器内、ブランケット表面と内部に存在するトリチウムを適切に管理できるだけのデータを揃えることが必要である。トリチウムを取り扱う BA 活動施設や他の核融合施設で運転実績を積むと同時に、施設の立地地域との信頼関係を築き、核融合エネルギーが受け入れられる社会的な下地を作ることが望まれる。

•

安全性検討に関わるデータ（材料物性、化学反応）が不足しているが、この活動を本格化できない理由は、使用する材料が選択されていないことにある。このため、原型炉の要求仕様と、そこから導かれる個別要素への要求の明確化が必要。そのために、安全性検討を含む概念設計検討に携わる体制の構築が必要。
安全性検討については、ITER 誘致活動後、検討チームが解散したこと、主だった活動が停滞したことが問題であり、プロジェクトとして活動を立ち上げることが重要である。
安全評価用のコード開発、Verification & Validation（検証と妥当性確認）用の試験装置開発がともに停滞したままである。

•

最も重大な寿命決定要因となる対向材の損耗は理解に相当の時間を要し、長期的視点に立ち、継続的に取り組む。
特に、炉内プラズマ対向機器、特にダイバータの寿命予測が困難であり、ダイバー
タの交換頻度が最も高く、炉の定期保守サイクルを決定すると考えられるため、経済性見通しを得るためにはその寿命予測が必要不可欠。
移行判断の時点では、 プラズマ対向機器の寿命から定期交換頻度を予測するとともに、研究開発の成果を取り込んだ保守内容・サイクルの詳細検討、最適化を行い、稼働率の見通しを提示すること。これには、 ITER や JT-60SA 等において蓄積される設備・機器の故障率データベース等に基づいた計画外停止の要因、検知、対処に関する検討を含めること。

•

経済性を見込める稼働率を実現可能な定期保守シナリオと方式に立った、原型炉での実証の在り方とそのための研究開発計画の策定し、システムとしての計画外停止
リスクの要因洗い出し、検知、低減・冗長性、対処手法の研究。

•

遠隔保守技術、耐放射線機器開発、炉内機器寿命評価について、BA 活動後に原型炉を目指した開発・試験。長期にわたる高 γ 線照射設備の確保と耐放射線性試験の実施。大型構造物の取扱、ホットセル、除染、炉内機器の補修、検査、廃棄物処理等の技術は ITER での経験を適用。保守概念の成立性、製作性の検討、確定について、産業界も主体の一つとして参加できる体制の構築。

•

原型炉で新たに必要となる大型コンポーネント一括引き抜き、運搬等の遠隔保守技
術の開発研究推進。

52

より高い耐放射線性能を有する機能材料、機器の開発研究推進（ITER-EDA 期間中
では 100MGy を視野に開発、原型炉は 200MGy 以上。

2-2 核融合炉③ 評価・解析手法（計算科学、データベース、試験片サイズ効果など含む）
ニーズ
・計算科学では、核融合分野における計算機の利用は、これまで BA 活動等を通じて進められ、既存の実験装置での結果を物理的に解釈するためのシミュレーション等で成果をあげられている。今後は、燃焼プラズマ等の実験的知見、最新の計算科学の知見などを取り入れ、原型炉のより効率的な制御、運転領域の拡大などを目指し、原型炉用シミュレーターの開発を進める必要がある。そのため、核融合専用の計算機資源を計算機技術の発展にあわせて確保していくことが重要である。
・原型炉以降の設計に必要なデータベースの整備（非照射材、照射後試験、照射中試験、耐食試験、トリチウム挙動評価試験等）

・原型炉設計・建設規格用の材料規格データ整備
・A-FNS などで供用される材料種類ごとの微小試験片の試験片サイズ効果についての試験規
格化の整備
現状と課題
•

核融合 RM に沿った ITER や原型炉材料の研究開発、データ整備が進められている。
量研を中心に計算科学と実験との整合性、応用性についての研究が進められており、とりわけ、核融合中性子効果予測に関する計算と実験との評価が集中的に実施されている。

•

ブランケット統合解析や炉材料解析を含む炉工学統合コードの開発。
個々の炉工学要素シミュレーションを連携させ、ブランケット統合コードにまとめていくとともに、核融合炉材料に特化した炉材料シミュレーション（原子スケール
からマクロスケールの強度特性等に対するマルチスケール・モデリング）コードの開発を含め、継続的な炉工学統合コード研究が必要。

•

炉心プラズマシミュレーションと整合したプラントシミュレーションを可能とする、
熱解析、電磁力解析、応力解析、中性子解析等を連携させた工学基盤コードを整備
すること。

•

材料規格や微小試験片試験技術に関する試験規格も、それぞれ評価が進行中であり、A-FNS の運転開始以前に整備・確立されていることが必要である。特に微小試験片
試験技術(Small Specimen Test Technology(Technique): SSTT)に関する試験規格53については、既存の SSTT 試験規格もあるが、原型炉以降の設計に有効な評価とその適用ができるように原型炉設計に適合するように十分な評価法を確立しておく必要がある。特に、照射された材料のき裂進展速度の評価については、軽水炉分野のオーステナイト・ステンレス鋼において試験片サイズ依存性が顕著であることも分かっているので、核融合炉材料においても、これに関する詳細な評価が必要な状況であると考えられる。

2-2 核融合炉④ 国内外の照射施設（中性子、イオン、ガンマ線など）群、照射技術、廃炉材
ニーズ：
・IFMIF/EVEDA（国際核融合炉材料照射施設の工学設計と工学実証活動）が日欧協力のもと、
原型炉基盤技術を確立していくために幅広いアプローチ活動（BA）の 1 つとして 2007 年より行われ、IFMIF の工学設計書が作成され、その工学実証試験とその技術開発がなされてきた。これらの成果を踏まえて、次段階となる「核融合中性子源 A-FNS」関係では国際協力を得ながら、その施設の建設を具体化され、この施設による核融合の原型炉以降用材料照射データの整備と炉システムの技術評価の進展が期待されている。さらに A-FNS の中性子源はこれまで以上の大強度中性子源であり、生成される中性子等の放射線利用は核融合炉開発だけでなく、多目的施設としても検討が進められている。
・アクションプラン（文部科学省科学技術・学術審議会 研究計画・評価分科会 核融合科学
技術委員会（2017 年 12 月））では、核融合炉実現に向けて必要な核融合原型炉設計活動の中に「核融合炉材料と規格・基準」が挙げられ原子炉照射の必要性も併せて示されている。
・原型炉以降の設計で必要な照射後試験データと照射中に取得するデータの区分けに基づくため、適合するデータ取得計画による A-FNS と原子炉での実施。
・大学関係などの核融合関連施設（加速器照射施設、
A-FNS などに重要な液体金属取扱施設、
トリチウム取扱施設等）での核融合の基礎、基盤工学への継続的、発展的な評価研究は、核融合炉で生じる予測モデルの確からしさの検証、さらには、その適用範囲を明確化していくために重要であり、大型施設での研究開発と相補的に効果的に、かつ連携協力を進めていくことは基盤技術の高度化や安全性評価に貢献するだけでなく、発展的な人材育成などにも極めて重要である。
現状と課題と期待される成果
種々の移行判断には、それまでに備わった材料に関わる知見から、予測モデルの確からしさの検証、さらには、その適用範囲を明確にすることが重要と言える。このためには、A-FNS

54

の詳細な照射計画は、関連する技術が移行判断までに到達するべき成熟度、あるいは、その後の原型炉の製造設計活動に必要となるデータ取得と整合するように、早期に決定する必要がある。すなわち、原型炉の製造設計に必須となる材料健全性に関するデータ取得やサブコンポーネントレベルの機能実証のためのテストセルの早期の設計が必要である。
なお、核融合中性子源の在り方や詳細な仕様や応用利用などについては、統合的な観点からの子細な評価と検討が必要である。特に、BA 活動を通じて整備された施設を有効活用、試験設備の増強は更なる材料開発において重要と言え、また、A-FNS の開発を他極との連携も視野に入れ、段階的に展開することも考慮するべき所である。また、大学関連施設の高度化
は、核融合の基礎、基盤工学の評価や安全性も含めて、その連携体制などは重要な役割をなしていくものと考えられる。


PHASE01（～2030）:
・2020 年頃第 1 回中間 C&R（核融合中性子源 A-FNS の建設推進判断）
・2025 年頃から数年以内の第 2 回中間 C&R（A-FNS は建設移行判断。
・原型炉以降の設計用材料照射データ拡充と技術評価(ブランケット構造材料ではデー
タが不足している溶接部や被覆部の耐照射性特性、先進材料（酸化物分散強化鋼、バナジウム合金、セラミックス材料等）についても照射データの拡充、ダイバータと呼ばれる高熱流束機器に用いられるタングステン合金や銅合金の照射データなど。また、ブランケットにおける燃料増殖材となるリチウム材料や中性子増倍材であるベリリウム合金のような核的材料、プラズマ計測制御に必要となる機能材料の照射デ
ータなど）



PHASE02 (～2040):
・2030 年頃からの核融合中性子照射試験を開始し、原型炉の建設判断に必要な材料等の初期照射データ取得
・原型炉以降の設計用材料照射データ拡充と技術評価



PHASE03 (～2050):
・核融合中性子照射試験による原型炉用維持規格などの評価
・原型炉以降の設計用材料照射データによる設計評価への展開

2-2 核融合炉⑤ PIE 施設群・分析装置群
ニーズ
・照射後試験のデータは、照射施設に付属した PIE 施設での分析装置類での取得がより効率的で経済的であるが、QST 六ヶ所研究所等の施設と設備の維持や高度化、並びに既存

55

PIE 施設での試験の併用などによる迅速でより経済的な最適な PIE 試験の実施計画と連携協力が必要である。
・材料強度特性は、試験片サイズや材料の種類に依存して変化することが知られており、また、材料は環境（照射や液体）によって影響を大きな受けることから、これらの評価を定量的に評価できる試験設備群が求められる。
現状と課題
現在、QST 六ヶ所研に小規模の PIE 施設（ベリリウム取扱含む）の整備がなされている。
ベリリウム取扱施設に関しては、国内でほとんど取り扱い施設がなく、大変貴重な施設となっている。大学関係では東北大学金属材料研究所（大洗）に放射化した燃料材料を取り扱うことができる PIE 施設があり、軽水炉分野や核融合分野を始めとした様々な研究と開発に利用されている。その他に、民間や JAEA にも複数の PIE 施設があるものの、A-FNS のような施設で照射されたデータ解析を進めていくためには、系統的で総合的なデータ取得のため、既存の PIE 施設（分析装置群含む）の大幅な拡充と高度化、または、新たな PIE 施設に対する計画的な整備が欠かせない。
A-FNS 等の使用される微小試験片を活用した材料強度特性のデータ評価には、微小試験片
試験技術（SSTT）の規格の下で実施する必要があることから、それに適合する装置や環境などの確認や整備などが必要と考えられる。

2-2 核融合炉⑥ 新技術（材料や機器の製造、溶接、検査など）
ニーズ：
原型炉以降の構造材料では、低放射化性能などの性能がより高精度に求められることか
ら、原型炉用構造材料などを大量生産するためには、鉄鋼メーカなどでは、既存の生産ラ
インは使用できないことも想定され、新しい生産ラインや新しい技術開発が必要になる可能性がある。また、一定の品質管理を行うための検査技術の確立が重要である。このために必要な新技術による研究開発の加速が強く望まれる。
現状と課題（→現在、進行中の研究）：～構造材製造および再製造（リサイクリング）に関する課題～
・低放射化材料のための生産ラインの検討→鉄鋼メーカと共同で低放射化鋼の溶解プロセス研究・実証。
・使用後におけるリサイクリングを見据えたハンズオン(hands on)リミットの作成

56

→低放射化元素の含有率を考慮し、誘導放射能減衰率を計算することにより再利用の可能性を模索中。
～構造材のコンポーネントへの加工（接合）に関する課題～
・溶融接合（溶接）：

低放射化鋼にみられる耐照射性能のための組織制御が施された材料に関し、溶接の入熱による、局部的組織の劣化。
→マイクロビームなどを利用した溶融および熱影響部（ＨＡＺ）の最小限化が検討されている。その他に界面反応接合における代替案も研究中。
・界面反応接合：

ろう付けや液相拡散接合といった液相-固相反応接合や拡散接合や摩擦攪拌接合、爆発圧接といった固相拡散接合における接合部分の健全性評価。
→超音波を応用し、可視的にミクロな空隙を探傷する研究が行われている。具体的な探傷の着眼点は、真空中における「リークタイト」、母材内部の「亀裂（鋳造欠陥や焼結不足）」、接合部の「空隙（接合中間材の濡れ性に依存）」などがあげられる。
・構造体などの製作技術と検査技術： 構造体や諸機器の製作時の健全性評価には、非破壊検査の適用が不可欠であり、製作方法に適した非破壊検査の適用を検討する必要がある。また、運転時や運転後の定期検査等においても、これらの健全性を評価する検査方法やその技術開発なども課題として挙げられる。

2-2 核融合炉⑦ 他分野連携協力、国際協力など
ニーズ：•

日韓交流においては、本学会の材料部会と核融合工学部会が韓国原子力学会の燃料材料部会が新セミナーに関する覚書（MOU）の下で 2012 年 3 月より実施され、核融合及び核分裂材料の両方を取り扱う日韓セミナーを通じて両国の当該分野に関する更なる交流や発展が深めるためのものである。これら３つの部会が合同でほぼ毎年、日韓の持ち回りで開催し、新しい材料や新技術に関する最新のニーズや研究開発の状況などが議論されている。

•

日米科学技術協力事業は、世界のエネルギー問題に対して、日米両国で取り組む

ことが昭和 53 年（1978 年）5 月の日米首脳会談で決まり、日米協力が進められ、
現在、「科学技術における研究開発のための協力に関する日本国政府とアメリカ
合衆国政府との間の協定（昭和 63 年 6 月 20 日締結）」に基づいて実施されている７分野の研究開発事業で、その１つに核融合分野協力があり、日米の施設や設備を活かし、様々な交流や共同研究等を行い、核融合分野の研究開発の発展を協力して進めていくニーズがある。

57

•

核融合分野における最大の国際協力である ITER（国際熱核融合実験炉）国際協力は、人類社会に多大な恩恵をもたらすと期待されている核融合エネルギーを国際協力により 実現していくため、世界で初めて本格的に重水素・三重水素を用いた核燃焼を実現させるものである。また、核融合原型炉に向けた研究開発を幅広く進めていく
ための BA（幅広いアプローチ）活動（日欧協力）があり、ITER（実験炉）の次段階の原型炉で発電を技術的に実証し、経済的実現性を明らかにするための研究開発のニーズが大きい。

•

核融合分野と軽水炉分野や革新炉分野の設計・建設・検査技術全般の技術的な交流や連携の促進は、今後の研究開発の進展のために更なる重要なニーズがある。

現状と課題と記載される成果：
国際的な活動として、日欧協力の BA フェーズ II（2020 年 4 月～）や７極国際協力の ITER
では 2025 年頃の ITER ファーストプラズマなどが進められており、核融合技術の新たな重要な進展と原型炉のための重要な開発と設計評価がなされていく。また、日米科学技術協力
事業では、長期間、核融合炉材料の研究開発が進められ、様々な成果が得られ、さらなる評価や開発を進められている。この中の照射試験技術や照射後試験技術の多くは米国に蓄積され、照射後試験を直接行える場合でもコストや距離を考えると、現状、その機会は非常に限られている。
PHASE01（～2030）:

ITER や原型炉（以降）の開発での国際協力による核融合技術の確実な発展への貢献。他システムの研究者交流の活発化。人材育成、技術と人材の確保


PHASE02（～2040）:

ITER や原型炉（以降）の開発での国際協力による核融合技術のさらなる発展への貢献。他システムの研究者交流。人材育成、技術と人材の確保


PHASE03（～2050）:

ITER や原型炉（以降）の開発での国際協力による核融合技術の高度化によるエネルギー源としての技術確立への貢献。継続的・発展的な交流。人材育
成、技術と人材の確保

2-2 核融合炉⑧ 人材確保、人材育成、アウトリーチ活動
ニーズ：•

産官学連携による原子力人材育成の取り組み。原子力人材育成ネットワーク戦略 RMの堅実な遂行や、Society 5.0(AI 技術の発展）に向けた取り組み基礎科学と原子力の教育の在り方などが共通するニーズである。

58

•

社会との連携活動として、核融合エネルギーが国民に選択され得るエネルギー源となるためには、社会との情報の共有と不断の対話が必須である。戦略的なアウトリーチ活動を進めていくことは重要である。今後は、日本全体を統括して社会連携活動を推進し、国民的理解を醸成することが必要である。

現状と課題と期待される成果：•

国によりエネルギー源としての開発方針が早い段階で示されることにより、産業界の積極的参画を促すことが望まれる。

•

2035 年の建設を目標とした原型炉の建設予定箇所の検討は、現在の原子力安全技術レベルに留まらない高い安全性を示し、国民の信頼を得られなければ、核融合原型炉を立地する場所は日本にない」と認識が必要である。

•

アウトリーチヘッドクォータを設置したところである。

•

核融合分野では人材確保、人材育成の点で TITAN、PHENIX 等の日米科学技術協力事業が大きな成果を挙げている。学生らが米国に滞在し、中性子照射材を用いた最先端の研究の従事により、魅力ある人材育成事業が実施なされている。

•

放射線環境安全の技術基礎を支える研究者（トリチウムなどの放射性同位体に関する環境挙動分野など）が、核融合分野からほとんど支援を受けていないなど、体制的にも深刻な状況であり、長期的展望に立って人材と技術を育成する環境作りが必要である。また、ITER でのトリチウム取扱経験を我が国に持ち帰る若手技術者、研究者の育成も必要である。安全研究は原型炉の本格的な概念設計研究とは不可分であり、原型炉設計のコアとなる全日本体制を構築することが非常に重要である。

•

最近では我が国初の核融合ベンチャーが立ち上がるなど、実用化に向けて新たな曲面を迎えている。民間投資による研究開発の推進とともに、人材確保、人材育成においても期待が高まりつつある。一方で、我が国の核融合分野への公的資金などのサポート体制については、現状、欧米と比べて予算、数ともに小規模であり、今後の展開が重要となる。

59

2.3
高温ガス炉(水素製造含む)、加速器駆動システム(ADS)、研究用原子炉や加速器による放射線の医療、産業(原子力、工業、農業など）、学術への応用
2.3.1

高温ガス炉(水素製造含む)

優れた安全性と多目的利用に応える先進原子力システムの一つとして高温ガス炉がある。
高温ガス炉では、750℃以上の熱供給が可能であり、発電だけではなく水素製造や製鉄等の産業プラント熱供給等に適用可能である。実用炉では燃料の高燃焼度化（100～160GWd/t）
及びスリーブレス燃料による高性能化を目指している。安全性向上と経済性を踏まえ、小型炉や長半減期核種の燃焼可能な炉等を含めた革新的な次世代炉やシステムの研究開発が求められている。
① 高性能材料の研究開発（イノベーション材料など、研究基盤向上、優れた強度特性、高耐食性、など）ニーズ：
熱利用技術の実用化に向けた研究開発
PHASE01(～2030 年)：熱化学法 IS プロセス機器の耐食性向上[1]PHASE02(～2040 年)：カーボンフリー水素製造設備と高温ガスの接続実証[2]実用化スケールに必要な実証[2]PHASE03(～2050 年)：販路拡大・量産体制化でコスト低減[2]現状と課題と期待される効果：
PHASE01(～2030 年)：硫酸分解器のセラミックス設計方針の制定[1]PHASE02(～2040 年)：安全性・経済性・サプライチェーン構築・規制対応等[2]PHASE03(～2050 年)：天然ガス価格並み（約 12 円/Nm3）のコストを実現[2]② 高性能、高効率、安全なシステム設計など（環境への負荷低減、規格・基準、核特性、伝熱特性等を含む）
ニーズ：
高温ガス炉技術の完成に向けた研究開発
PHASE01(～2030 年)：


高温ガス炉黒鉛構造規格の民間規格化[1]

高温構造設計方針の民間規格化[1]

燃料高燃焼度化[1]

燃料要素の除熱性能向上[1]

HTTR を活用した国際連携の推進[2]PHASE02(～2040 年)：カーボンフリー水素製造設備と高温ガス炉の接続実証[2]60PHASE03(～2050 年)：販路拡大・量産体制化でコスト低減[2]現状と課題と期待される効果：
PHASE01(～2030 年)：


実用炉条件下での黒鉛特性評価・HTTR の供用期間中検査 の実施[1]

ハステロイ XR のサーベイランス試験[1]160GWd/t 照射試験[1]

高充填率化、スリーブレス一体型、160GWd/t 照射試験[1]

日本の規格基準普及に向けた他国関連機関との協力を推進[2]PHASE02(～2040 年)：安全性・経済性・サプライチェーン構築・規制対応等[2]PHASE03(～2050 年)：コスト低減、商用化④

国内外の照射施設（中性子、イオン、ガンマ線など）群、照射技術、廃炉材
ニーズ：
高温ガス炉実用化における燃料の高燃焼度化等の対応の為、照射データの拡充・整備が求められている。また、燃料の健全性確認、照射特性の把握のため照射試験と照射後試験による各種物性（熱伝導度、照射寸法変化、FP 拡散係数）等のデータ取得が必要である。炉心寿
命は JAEA の HTTR（高温工学試験研究炉）より延びることから黒鉛の照射下での健全性確認
データが必要である。
⑦ 他分野連携協力、国際協力など
ニーズ：
技術実証に向けた活動や IAEA の場などを通じた高温ガス炉の安全設計基準の国際標準化に向けた取組み。
【参考資料】[1] 高温ガス炉、水素製造について、出典：原子力科学技術委員会 高温ガス炉技術研究開
発作業部会（第 5 回） 配付資料、
https://www.mext.go.jp/b_menu/shingi/gijyutu/gijyutu2/072/shiryo/1351766.htm）[2] 2050 年カーボンニュートラルに伴うグリーン成長戦略
https://www.meti.go.jp/press/2020/12/20201225012/20201225012-2.pdf

61

2.3.2①加速器駆動システム(ADS: Accelerator-driven System）

高性能材料の研究開発（イノベーション材料など、研究基盤向上、優れた強度特性、高耐食性、など）ニーズ： ADS:原子力発電所の使用済み核燃料中には、毒性が高く長半減期のマイナーア

クチノイド（MA）が含まれ、長期間にわたって安全に管理する必要がある。MA を効率よく
短半減期の核種に核変換するシステムとして、加速器駆動システム（ADS）が提案されている。ADS は、高エネルギー陽子加速器と MA を装荷した未臨界炉心を組合せたシステムであり、安全性の高さと燃料組成の自由度の高さが特徴である。ADS 開発においては、高エネル
ギー陽子照射と鉛ビスマス（LBE:

Lead-Bismuth Eutectic）腐食環境で使用される材料の開発が重要である。
現状と課題と期待される成果：
MYRRHA: 現在の世界的な ADS 開発の状況では、LBE 冷却型の加速器駆動未臨界炉の実験炉である MYRRHA（ Multi-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech Application）
が EU の国際協力の下でベルギーの SCK-CEN に建設が進められ、2037 年から運転開始される予定である。この加速器駆動未臨界炉は未臨界炉心と陽子加速器を組み合わせたものであり、未臨界炉心単体では核分裂連鎖反応を持続できるだけの中性子束を維持できないので、炉の外部から加速器で 600 MeV の陽子線を重金属である鉛ビスマスのターゲットに照射することで核破砕反応を起こし、それによって生ずる中性子で核分裂反応を継続させるものである。MYRRHA の炉心には MOX 燃料が装荷され、未臨界時の熱出力 6.5〜7.5 万 kW、臨界時の熱出力 10 万 kW である。MYRRHA は世界初の ADS として技術的な実証試験を行った後に、実験照射炉として利用される予定である。実験炉 MYRRHA の構造材料は、オーステナイト・
ステンレス鋼(15-15Ti 等)が採用される。フェライト・マルテンサイト（F/M）鋼は液体金
属脆化（LME: Liquid Metal Embrittlement）現象に未解明の部分が多いため、採用が見送られている。
国内の ADS 開発: 国内の ADS 開発では、日本原子力研究開発機構を中心として ADS の研究と開発が進められている。ADS 原型炉開発では、特に材料の照射損傷による耐久性評価が不可欠であるため、ADS での照射環境(温度、He/dpa と LBE 環境)を模擬した高エネルギー
陽子加速器による核破砕中性子源型の照射試験施設の設計などが始められている。材料の主課題として、ビーム入射窓と被覆管材料の研究開発があり、それらの特性評価が進められている。ADS 原型炉以降の構造材料は、
高温での耐照射性と耐食性が求められる機器には F/M
鋼が選定されている。F/M 鋼は、照射脆化に対する Cr 濃度依存性から、8～9wt%ぐらいが最適であることから、T91 鋼（Fe-9Cr-1Mo）などが選定されている。低温部に用いられる機器には、SS316L 等のオーステナイト鋼が選定されている。LBE に対する耐食性に関しては、
LBE 中の酸素濃度を適切に管理することで鋼材表面に酸化皮膜が形成され、ある程度抑制されることが分かっている。また、Cr 濃度が高い方が耐食性が良いとされている。鋼材表面62

の酸化皮膜は条件によっては厚さ数 10μm 程度に成長する。この皮膜における LBE の流れや熱サイクルに対する耐久性や耐照射性が課題である。また、流れ加速腐食（FAC）に関しても知見はほとんど無い。耐照射性は ADS 条件に相当する温度と高 He/dpa 比の照射データは限られており、未知の部分が多い。液体金属脆化（LME）の発生の条件と照射の影響に関しては、ほとんど分かっていない。
ADS 原型炉における高性能な材料のニーズとして次の項目が挙げられる。
（１）先進ビーム入射窓材料 1 年交換、使用条件は最大 83 dpa、1,250 appm/He、9,000
appm/H、LBE 流速は 2.0 m/s の衝突流である。
（２）高性能被覆管材料

2 年交換、使用条件は最大 111 dpa、42 appm/He、690 appm/H、

LBE 流速は 2.0 m/s の平行流である。
この環境で使用可能な材料の開発が求められている。
耐食性に関しては、酸化物皮膜の耐照射性、熱サイクルに対する耐久性は未知であり、FAC
に関するデータ知見はわずかである。耐食性に優れ、薄く緻密な酸化物皮膜を形成する合金として、ロシアなどが開発したシリコン含有合金や、アルミを含み表面にアルミナを形成する合金が有力視されている。アルミ合金等によるコーティング技術も各国で開発されている。いずれも耐照射性、高温、高 He/dpa の照射データは十分でない。シリコンやアルミを含む合金は一般に耐照射性が悪いとされている。また、LME に対する照射の影響は未知である。酸化物分散強化（ODS）鋼の中性子に対する耐照射性は優れているが、陽子照射データはほとんど無い。ビーム窓や燃料被覆管製作に求められる加工性、溶接性などは今後の開発が必要である。耐食性に関しては、静的腐食試験のデータから良いとされている。耐食性に優れ、熱サイクル、FAC にも強い、薄く緻密な酸化皮膜を形成する材料またはコーティングの開発が必要である。耐照射性に優れた微細組織を持つ材料として ODS 鋼が有力であり、LBE との共存性も含めてさらなる開発が求められる。
PHASE01（～2030）：ADS のための各種材料データベース整備と拡張、LBE 中で照射材料の腐
食挙動のメカニズムの解明、ADS 環境下に耐えるイノベ―ティブな材料の開拓と製造技術
PHASE02（～2040）：イノベーティブな材料製造技術や評価・解析手法の高度化
PHASE03（～2050）：イノベーティブな構造材料・機能材料の採用など③

評価・解析手法（計算科学、データベース、試験片サイズ効果など含む）

ニーズ：今後 10 年程度の期間で、実用規模 ADS の基本設計を開始し、建設の技術的な成立見通しを得ると共に、実証試験施設を具体化していくためには、ADS 実現に向け、最小限の実験で合理的な設計を目指し、ADS を仮想的にシミュレートして「Design by Analysis」を実現しうる計算科学的な手法が望まれる。

63

現状と課題と期待される成果：
ADS 実環境がない現状において、LBE 環境＋ADS 照射条件下における材料データを取得するとともに、実験環境の制限で取得が難しいものについては、計算科学による知見を活かし、ADS 設計条件に内外挿する。V&V にも必要な LBE 中試験技術の開発は LME や LBE との共存性の評価に不可欠であり、大型の腐食試験用ループや幾つかのコールド試験装置は稼働している。照射材用の LBE 中試験技術については、JAEA を中心に、OECD/NEA の液体金属専門家会合に参画している海外研究機関との協力のもとで研究開発を進めている。
PHASE01: 新技術と計算科学的評価による材料性能の高度化
PHASE02:

ADS 原型炉に耐える材料の確立

PHASE03: 計算科学による高性能イノベーション材料製造を如何に構築できるか④

国内外の照射施設（中性子、イオン、ガンマ線など）群、照射技術、廃炉材

ニーズ：
・ADS 原型炉以降の構造材料用の陽子照射試験のデータの取得については、2000 年頃から
PSI を 中 心 に 、 STIP(SINQ Target Irradiation Program) 、 MEGAPIE(Megawatt Pilot
Experiment)などの国際協力による加速器照射試験を利用して評価が進められている。特に 2006 年に実施した MEGAPIE 試験による特性評価の役割は大きい。基礎的な損傷過程についてはイオン照射や電子線照射などによっても解析が進められている。複数のイオン加速器などを用いて、2 重、3 重同時照射などによる弾き出し損傷による微細組織や強度特性の影響が調べられている。その結果、照射損傷組織の発達具合が He/dpa に依存する
ことが明らかにされた。これらをさらに詳細に正確な評価を行っていく重要性が広く認識されているところである。また、LBE 中での照射による LME や酸化皮膜の形成への影響も明らかにする必要がある。このため、J-PARC では 400 MeV の高エネルギー陽子加速器と LBE ターゲットを組み合わせた 250 kW の照射施設の設計が進められてきた。ADS 条件
を模擬出来る照射場として、J-PARC の高エネルギー陽子照射施設の建設が望まれる。
期待される成果・高エネルギー陽子照射施設は、J-PARC の加速器ビームを有効利用するため、建設までのスケジュールや建設コストが削減できる。
・ADS 原型炉のための照射と照射下での腐食などの技術と材料などのデータが取得でき、原子力分野において新たな展開が期待できる。
・高エネルギー陽子照射施設が提供できる照射場としては、その中性子スペクトルの依存性から、He/dpa が広範囲になり、dpa はそれほど高くはないが、He/dpa 値が核融合炉、軽水炉、高速炉の照射条件などにも一致する領域があり、温度もコントロールできる予定であるので、早期に本施設が実現化できれば、様々な分野に有効活用ができる施設になることが期待される。

64

⑤

PIE 施設群・分析装置群

現状と課題と期待される成果：
JAEA や、国内の大学などの研究施設、および照射試験に関わる海外ホットラボなどが主に活用されている。JAEA の PIE 施設群は約 10 年後には解体される予定であり、代替えのPIE 施設が必要である。高性能な分析機器類や試験装置類の更新や高度化が必要な状況であるとともに、マンパワー、技術継承・向上に向けた課題が挙げられる。さらに LBE 中試験に対応した試験機、分析機器の整備が必要である。J-PARC の照射施設に附属して加速器・標的材料の PIE を行う照射後試験施設が検討されている。この施設を実現するために、加速器照射材に対応した施設の設計を進める。また、AI を活用した PIE の高度化、効率化を進める。
⑦ 他分野連携協力、国際協力など
ニーズ：
加速器駆動システム(ADS)によるマイナーアクチニド(MA)の核変換技術に関して、米国、ベルギーなどとの協力。高レベル放射性廃棄物処分の研究開発に関しては欧州諸国やカナダ等、当該処分に関する地下研究施設を有する国等との間で研究協力 など
・実験炉 MYRRHA と ADS 原型炉について
ベルギーの原子炉の建設基準に基づき、EU の協力の下で設計と建設が進められている。
Phase 1 は 2016 年から 2026 年で、イオン源と 100 MeV の加速器を建設中である。
Phase 2 は 2027 年から 2030 年で、600 MeV の加速器を建設予定である。
Phase 3 は 2027 年から 2036 年で、炉心部を建設予定で 2037 年から運転開始される予定である。
その後、ADS として技術的な実証試験を行った後に、照射炉として利用される予定である。この施設では、遠隔保守性など、原型炉開発のための様々なテストモジュールによる試験が準備されている。
ADS 原型炉に関しては、2030 年頃までに概念設計、2035 年頃までに基本設計を構築した
後に、2040 年までに詳細設計と許認可が実施される。2040 年から建設開始、2045 年から運転を開始する計画である。これらの設計や許認可には、これから取得予定の材料特性等のデータが必要になる。
ADS 原型炉の早期実現化のために、J-PARC 陽子照射施設の建設と、この施設における照射試験計画立案、データ取得が重要である。これにより LBE 中照射による影響（酸化皮膜の形成、成長、LME）などを明らかにし、新材料の開発に役立てることが出来る。

65

2.3.3 研究用原子炉や加速器による放射線の医療、産業(原子力、工業、農業など）、学術への応用
放射線利用はエネルギー源だけでなく、産業、医療、学術等に貢献する巨大市場が開かれている。このような分野においては、より世の中の役に立つ研究用原子炉や加速器施設による放射線利用施設を構築していくことが重要である。そのためには、国研、大学、産業界、国が連携を行い、投資先の効果的な適用と運用をしつつ、協奏的、相補的な研究炉と加速器施設（大～小）の協働的な運用によって、持続的にかつ、定常的に産業、医療、学術などへ貢献をしていくことが重要である.
さらに、2050 年を超えた 22 世紀に向けた持続的な社会の実現のためには、より計画的に現在の取り組みを見直し、将来に向けたアクションを進めていくことは言うまでもないことである。下記に本領域における役割や国内外の動向などを示すこととする。
【ニーズ】
放射線利用の市場：
1997 年の評価(科学技術庁の調査）では、以下の通りである：●原子力エネルギー：●それ以外：

5.7 兆円

6.3 兆円【上記の参考資料】中西友子、学術の動向 pp.15-21, 2015 年 6 月号 特集 1

◆発電以外の原子力利用の課題と展望 農学・生命科学における放射線利用
研究用原子炉や加速器による放射線の医療、産業(原子力、工業、農業など）、学術への応用：・食品照射
・新品種開発・ラジアルタイヤ・放射化分析
・半導体製造,ソフトエラー
・がん治療、診断
・物質の構造解析
・PET 脳画像診断
・基礎物理・軽水炉の安全性研究や高効率化
・次世代炉の燃料・材料の研究開発
・大強度加速器関連材料

等

66

【研究炉の現状と分析】
国内での研究用原子炉の運用例：
・KUR(5 MW):

炉物理,中性子回折,放射化分析,照射効果,医療、RI 製造、基礎研究、ラジオグラフィ、
教育など
・JRR-3M(20 MW):

中性子散乱,ラジオグラフィ、RI 製造(192Ir, 198Au, 196Yb, 60Co)、放射化分析、Si 半
導体、燃料や材料照射試験(材料照射で利用している照射孔は約 0.3 dpa/y レベル。中性子フラックスが高い照射孔は RI 製造が優先して使用されている。なお、JRR-3M は JMTRの中性子フラックスの半分ぐらいの中性子場を持つ)、教育。
・JMTR(50 MW): 廃炉へ

燃料や材料照射試験(約 0.1 dpa/y～約 2 dpa/y レベル)、RI 製造（192 Ir; 169 Yb; 188
Re; 177m Lu, 60Co, 32P）、放射化分析、教育
日本の研究炉の状況（海外炉利用含む）と今後に向けて（世界の研究炉の詳細は、本 RM 別
添２を参照のこと）：
下記のような研究炉が現在、稼働している(または再稼働準備中である)。
・JAEA の研究炉


JRR-3M (20 MW)/ 1990.3.22（初臨界）

原子炉安全性研究炉 NSRR (300kW, パルス時：23000MW 等) / 1975.6.30(初臨界）HTTR (30 MW) / 1998).10.11（初臨界）

常陽炉 (140 MW)2023 年再稼働準備中/1977-04-24(初臨界）(改造後 2003 年に初臨界(MK-III))TRACY(10kW, 5000MW(過渡時)）/ 1995-02-23(初臨界）・京大KUR (5MW)/ 1964．6.25(初臨界）KUCA 臨界実験装置 (100 W at max)/ 1974-08-06（初臨界）・近大

UTR-KINKI (1W)/ 1961-11-11(初臨界）

・新研究炉


福井県の新研究炉の建設計画 (約 10 MW ぐらい。現在、建設に向けたニーズ詳細調
査や設計評価の段階へ移行)。ニーズに合わせて、本ロードマップにある別添 2「世界の研究炉」等で整理している、熱出力が同レベルの各研究炉のスペックや特色（熱中性子束や速中性子束、利用分野、運転日数、運転員の人数、運転費など）を比較参照して最適な設計評価や施設の機能性、利用方法及び運営形態などにも参考に出来67

るものが多数あると考えられる。また、学生の教育や技術継承なども多面的に考慮していくことが望ましい。米国の 2 大学に設置している MITR-II や MURR 炉などの取り組みも参考になるものと考えられる。


JMTR の後継炉：上記炉よりより高出力の炉が必要である状況にある。さらにニーズ調査が進められ、より合理的で計画的な研究炉の機能性と仕様などに関する検討評
価が進められている状況である。上記、同様である。

研究炉の投資循環や投資循環発展型の対応
初臨界から 60 年を運転可能な時間と現在、考えられているので、京大 KUR と近大 UTRKINKI の 2 炉は運転終了が近い。京大 KUR の後継炉に相当する福井の研究炉は早期に仕様を定めて、産業、医療、学術への影響が生じないようにできる限り短期に建設が完了し、運転開始できることが望ましい。また、JMTR 後継炉については、早期にその仕様を検討し、国際社会の原子力イノベーション事業やそれに付随する医療、産業、学術の放射線利用による放射線市場に乗り遅れないように産官学の協力の下で、その施設の明確なビジョン形成、詳
細設計、建設や運用などを進めていくことが望ましい。このような施設を運営するにあたって、新しい事業の実施の開始も考えられ、既存の体制や人員などについてはこれまで以上によく検討していくことが必要である。このため、世の中のニーズに適合するように新しい体
制や連携の構築などを十分に検討していく必要があると考えられる。このように投資循環
や投資循環発展型の対応を進めていく必要がある。
海外の研究炉を利用: 現在の国内の研究炉の状況から、海外の研究炉を利用した軽水炉の材料や燃料に関する照射関係試験や安全性向上評価、及び次世代炉に向けた研究開発は、継続的に必要であり、これらのサポート体制の維持は不可欠である。このような状況の中、いくつかの海外炉を利用するプロジェクトが進められている。その中の 1 つ、経済協力開発
機構原子力機関（OECD/NEA）による照射試験フレームワーク事業(FIDES: Framework for
Irradiation Experiments)があり、従来のハルデン炉計画に代わるプロジェクトとして、複数国の照射インフラを活用するものである。2021 年 3 月までに 12 か国(日本、ベルギー、
チェコ、フィンランド、フランス、ドイツ、ハンガリー、オランダ、ロシア、スペイン、スイス、米国)が FIDES への参加表明がなされている。この共同試験プログラム(JEEP)の候補
では、P2M 計画(仏 CEA, EDF, ベルギーSCK-CEN)の BR-2 炉を用いた出力上昇時のペレット
中心溶融試験、MIR-LOCA 計画（ロシア原子炉研究所）の MIR.M1 炉を用いた冷却材損失事故(LOCA)模擬試験、INCA 計画（チェコ原子力研究所）の LVR-15 炉を用いた事故耐性燃料被覆
管の照射クリープ試験、HERA 計画（米国 INL）の TREAT 炉（や日本の NSRR 炉利用も提案）を用いた反応度事故時模擬試験（出力パルス幅に着目）が候補として挙げられている。実施
期間は第一期として 2021 年から 2023 年までの 3 年間が計画され、今後実施される JEEP の成果を軽水炉利用における安全性の向上に活用されることとなっている。
（参考情報：JAEA
プレスリリース(2021.3.18) https://www.jaea.go.jp/02/press2020/p21031801/）68また、東北大学を取り纏め機関として、ベルギーBR-2 炉の共同利用が行われているが、軽水炉材料研究のための利用できる規模やサポート体制は限定的な状況にあると言える。いずれの国際協力においても連携する枠組みやサポート体制の拡充と強化などは、原子力シ
ステムの研究開発や軽水炉安全性向上や効率化のため、さらには SDGｓを始め、第 6 期「科学技術・イノベーション基本計画」への原子力分野の基幹となる材料科学技術の進展や（新研究炉などへの）その橋渡しのためには必要である。
研究炉での主な利用目的(それぞれの炉に依存）：

・軽水炉の安全性評価（燃料、材料などの照射試験）
・中性子散乱など（ビーム利用）
・RI 製造（医療、産業など）,
・核データ測定,

放射化分析,

Si 同位体製造
ラジオグラフィ・イメージング

・次世代炉、核融合炉などの開発のための材料・燃料などの照射試験、耐食性試験
・学生教育、運転教育
世界の研究炉の整理
下表には、現在、世界で稼働している熱出力 1 MW 以上の研究炉（建設中と、建設を前提に計画している研究炉を含む）を整理した。世界には現在、1MW を超える研究炉の数は約 118であり、その出力を 4 段階に分けて整理した。また、1kW～1MW 未満の研究炉の数は約 70 であり、1kW 未満の研究炉の数は、約 100 である。

69

表. 世界の研究炉などの整理（一部に Innovative Nuclear Energy Reasearch (NER)の炉を示している）. 世界には現在、1MW を超える研究炉の数は約 118 であり、下記表には 1MW 以上の研究炉を示し、その出力を 4 段階に分けて整理した。1kW～1MW 未満の研究炉の数は約 70 である。1kW 未満の研究炉の数は、約 60 である。但し、ここで示す数は、建設中及び建設を前提にした計画炉目踏めている。
国名1 MW 以上 10 MW まで

10 MW を超えて 50

50 MW 以上

100 MW を超え（炉名、出力、型）

MW 未満

100 MW まで

て

(総数)

61 施設
（内、2 施設が建設中、5 施設が計画）

25 施設（内、1 施設が建設中、5 施設が計画）

15 施設（内、3 施設が建設中）

日本

・KUR(5MW,Tank),
・福井炉（計画中）

－

韓国

－

・JRR-3M (20MW,
Pool).
・HTTR(30MW,高温
ガス)
・HANARO(30MW)・KJRR(15MW,Pool,
計画）

16 施設
（内、4 施設
建設中、4 施設が計画）
常陽(140MW,
Fast Na
cooled)－PGSFR(150MWe,
高速炉原型
炉、計画)

－

－

－

・CEFR(65MW,
高速炉原型
炉、
電気出力：
25MW)
・CARR (60MW,
Tank in pool)・HFETR(125MW, Tank)

北朝鮮

・IRT-DPRK(8MW,Pool, IRT)豪・PPR PULSING (1MW, ・CMRR (China
Pool,UZrH 燃料)
Mianyang Research・ESR-901
Reactor) (20MW,(1MW,Pool-2 cores)
Pool)
・SPR IAE (3.5MW,
Pool)・PPR, SPRR-300(3MW,Pool)
・MJTR(5MW,Pool)
・NHR-5 (5MW,
Heating Prot)
・HTR-10(10MW,高温ガス炉研究炉)・TFHR Thorium
Pebble Bed(2MW, 実
験用,計画)・TMSR-LF1(2MW,実験用,建設中)・TMSR-SF1(2MW,実験用,計画)・MSR-SF1(10MW,計画)－
OPAL(20MW,Pool)

インド

Apsara-U(2MW)

中国High Flux RR(40MW, 計画)

70

・HTGR(HTRPM、発電実証
炉、建設中)
250MWtx2 基(電気出力：
105.5MWx2 基)・高温ガス炉
実用炉(600
MW、計画)
・CFR600 実証炉(1500MWth,
600MWe, 2017年から建設中)－－・FBTR(40MW,
高速炉)
・Dhruva(100MW, 重水)・(Innovative
NER)Thermal
RR(125MW,Pool,計画)
・PFBR(1250
MWt,500 MWe,
高速炉原型
炉）

国名

1 MW 以上 10 MW まで（炉名、出力、型）

10 MW を超えて 50
MW 未満

50 MW 以上

100 MW を超え

100 MW まで

て

－

－

－

－

－

WWR-K
Almaty(6MW,Pool),

IVG.1M(35MW, PWR)－－

BTRR, BAEC TRIGA
Research Reactor(3MW, TRIGA MarkII)TRIGA Mark II,
Bandung(2MW, TRIGAMark II)
TRIGA Puspati（RTP）(1MW, TRIGAMark II)
－

－

－

－

RSG-GAS（30MW,
Pool,MTR）

－

－

－

－

－

Taiwan,THOR(2MW, TRIGA

China

CONV)

タイ

TRR-1/M1 (1.3MW,－

TRIGA Mark III)
カザフスタ
ン
バングラデ
ィシュ
Indonesia

マレーシア

ベトナム

IRAN

(Innovative NER)
Tehran RR(TRR)(5MW, Pool)

Pakistan

PARR-1(10MW, Pool)

Israel

IRR-1(5MW, Pool)

Multipurpose
Research Reactor(15MW, Pool,IRT 計
画）
－

－

－

－

－

－

－

－

IRR-2(26MW,重水)

－

－

－

－

－

NIST(20MW,重水)・MTS-626(78MW, PWR
Propulsion)・(Innovative
NER) ATR(250MW,
Tank)

注）75MW ?,150MW?
ヨルダン

JRTR(5MW)

米国

・AFRRI TRIGA(1MW, TRIGA Mark F)
・PULSTAR North
Carolina State
Univ.(1MW,Pool,
Pulse)・PSBR Penn St.
Univ. (1MW,TRIGAMark Conv)
・OSTR Oregon
State Univ. (1.1MW,
TRIGA Mark II)
・MITR-II
Masschusetts Inst.
Of Tech.(6MW, Tank)
・MURR(10MW, Tank
in pool)・MTS-635(78MW, PWR
Propulsion)・(Innovative
NER)
HFIR(85MW,
Tank)

71

・(Innovative
NER) VTR(300MWt,計画)

国名
米国（
続き）

カナダ

仏

1 MW 以上 10 MW まで（炉名、出力、型）・White Sands Fast
Breeder
Reactor(10MW, Fast
Burst)・RINSC Rhode
Island NSC（2MW,Pool）
・ACRR Annular CoreRR (2.4MW, TRIGA
Modified)
・NSCR Texas
A&amp;M Univ. (1MW,
TRIGA CONV)・GSTR US
Geological Survey(1MW, TRIGA Mark I)
・UMLR Univ. Mass.
Lowell (1MW,Pool)・UWNR Univ.
Wisconsin (1MW,
TRIGA CONV)・WSUR Washington
State Univ. (1MW,
TRIGA CONV)・UC Davis/
McClellan TRIGA(1.1MW, TRIGA MarkII)・TRIGA II Univ.
Texas (1MW, TRIGAMark II)・MNR McMaster
University(3MW,MTR),
・MAPLE-1(10MW)
・MAPLE-2(10MW)－

10 MW を超えて 50
MW 未満

50 MW 以上
100 MW まで

100 MW を超えて－－・(Innovative
NER) SSR-W(300 MW、計画)

Cabri(25MW, Pool)(Innovative
NER) ILL HFR(58.3MW,重水),
JHR(100MW)建設中－

ITER(500MW,核融合実験炉,建設中）仏、EU,日
本、韓国,
中国、米、
露、印
英国
ドイツ

－

JET (16 MW, 核融合実験装置)
FRM-II(20MW)

72

－

－

国名
イタリア

1 MW 以上 10 MW まで（炉名、出力、型）・TRIGA RC1(1MW,
TRIGA Mark II)

10 MW を超えて 50
MW 未満

－

－

MYRRHA(85MW,
建設中,Fast)
・(Innovative
NER)BR-2(100MW,Tank
in pool)－－

・BR-1(1MW)－

チェコ(Innovative NER)
LVR-15 (10MW,Tank
WWR)
WWR-M Kiev
KieV(10MW,Tank WWR)－

Hungary

オランダ(Innovative
NER)Budapest RR(10MW,Tank WWR）
HOR(2.3MW)

Poland－Romania－

ロシア

・IRT-T(6MW)・IBR-2M(2MW)・RBT-6(6MW)・RBT-10/2(7MW)・IR-8(8MW)
・RV-2M(4MW,建設中)

Morocco(Innovative NER)
MA-R1(2MW, TRIGAMark II)
IRT-1(10MW,
Pool,IRT)ETRR-2(22MW)

リビア
エジプト

100 MW を超え
て

－

ベルギー

ウクライナ

50 MW 以上
100 MW まで

Multipurpose
Research
Reactor(20MW、計
画）

－

－

－

－

－

－

(Innovative NER)HFR(45MW,Tank in
pool)
MARIA(30MW, Pool)

－

－

－

－

(Innovative NER)TRIGA II PetestiSS Core(14MW,
TRIGA Dual core)
・IVV-2M(15MW)
・WWR-TS(15MW)

－

－

－

・(Innovative
NER) BOR-60(60MW, 高速炉)・(Innovative
NER) SM-3(100MW,圧力容器)・(Innovative
NER) MIR.M1(100MW,Pool/channels)・PIK(100MW,
建設中)－

・VK-50(200MW, BWRprototype)・(Innovative
NER) MBIR(150MW, Fast,
Power, 建設
中,)・BN-600 (600MWe, 高速炉原型炉)
・BN-800 (880
MWe, 高 速 炉 実
証炉)
－

－

－

－

－

－

－

73

1 MW 以上 10 MW まで（炉名、出力、型）NUR (1MW, Pool)

10 MW を超えて 50
MW 未満

50 MW 以上
100 MW まで

100 MW を超えて

RSG-GAS（30MW,
MTR）

－

－

南アフリカ

－

－

－

ナイジェリ

Multipurpose
Research
Reactor(10MW、Pool,計画）
RA-3(10MW,Pool)

SAFARI-1(20MW,
Tank in pool)－－－

A-10(30MW,Pool,建
設中)

CAREM
25(100MW,建設中, PWR,
Propulsion)
－

－

国名
アルジェリ
ア

ア
アルゼンチ
ン
ブラジル

IEA-R1(5MW, Pool)

RMB(30MW,Pool,計
画)

－

メキシコ

－

－

－

ペルー

TRIGA Mark-III(1MW,
TRIGA Mark III)
RP-10(10MW, Pool)

－

－

－

チリ

RECH-1(5MW, Pool)

－

－

－

材料と燃料の試験が可能な研究炉・研究用材料試験炉：
パワフルな古い稼働中の材料試験炉
ReactorCountryPower

Start-up

LVR15

Czech Republic

10MW

1957

BR2

Belgium

100MW

1961

SM-3

Russian Federation

100MW

1961

HFR

Netherlands

45MW

1963

HFIR

United States of America

85MW

1965

ATR

USA

250MW

1967

MIR.M1

Russia100 MW

1967

BOR-60Russian Federation

60MW

1968

高速中性子スペクトル研究炉、最も高い弾き出し損傷率 (in steel 15-50 dpa/y):74

Operating: Russia, BOR-60

China, CEFR

Potential: Japan, JOYO
Planned : Belgium, MYRRHAFrance, ASTRID

Russia, MBIR

高弾き出し損傷を与える熱中性子スペクトル研究炉 (up to 15-25 dpa/y):Russia SM-3

25 dpa/y in capsule-type experiments

USA, HFIR

14 dpa/y in capsule-type experiments

France JHR (planned)

16 dpa/y in some dedicated loops

次世代炉のためのユニークな冷却機能を持つ施設:
BR-2

Water loop PWR, liquid metal

DHRUVA Water loop 1.6 MW, LWR
TRIGA-Pitesti
SM-3high temperature water loop 100 kW, fuel testinghigh and low temperature water loops

MIR-M1 high temperature water/vapour/gas loops
ATR

high temperature water loops

JHR (planned)

Water loops PWR, BWR, VVER, Sodium (planned)

特殊な実験ができる施設（Specific experimental capabilities）:
USA, ATR

Belgium, BR2

Russia, MIR.M1

USA, HFIR

国内の大型先端研究施設
科学技術活動全般を支える基盤である研究施設・設備は、基礎研究からイノベーション創出に至るまでの研究開発に不可欠であり、これらの整備や効果的な利用を図ることが重要である。文部科学省の下で、科学技術に関する広範な研究開発領域や、産学官の多様な研究機関に用いられる共通的、基盤的な施設・設備に関して、その有効利用、活用を促進すると

75ともに、これらの施設・設備の相互のネットワーク化を促進し、利便性、相互補完性等を向上するための取組を進めている。
「特定先端大型研究施設の共用の促進に関する法律」（平成6 年法律第 78 号）（以下、「共用促進法」という）では、特に重要な大規模研究施設を「特定先端大型研究施設」と位置付け、施設の整備や共用のために必要な経費の措置等を通じて、産学官の研究者等による共用を促進している。特定先端大型研究施設としては、特定放射光施設（大型放射光施設（SPring－8）、X 線自由電子レーザー施設（SACLA））、特定高速電子計
算機施設（スーパーコンピュータ「京」）、特定中性子線施設（大強度陽子加速器施設（J－
PARC））が規定されている。
SPring－8 は、光速近くまで加速した電子の進行方向を曲げたときに発生する極めて明るい光である「放射光」を用いて、物質の原子・分子レベルの構造や機能を解析可能な世界最高性能の研究施設です。平成 9 年より共用が開始されており、ライフイノベーションやグリーンイノベーションをはじめ、様々な分野で革新的な研究開発に貢献している。
SACLA は、レーザーと放射光の特徴を併せ持つ究極の光を発振し、従来の手法では実現不可能な分析を可能にする世界最先端の研究施設です。本施設により、原子レベルの超微細構
造、化学反応の超高速動態・変化を瞬時に計測・分析することが可能となり、医薬品や燃料電池の開発、光合成のメカニズムの解明など、幅広い研究分野で革新的な成果が生まれることが期待されています。平成 23 年 6 月には世界最短波長の X 線レーザーの発生に成功し、平成 24 年 3 月より共用を開始
J－PARC は、世界最高レベルのビーム強度を持つ陽子加速器から生成される中性子、ニュートリノ等の多彩な二次粒子を利用して、生命科学、物質・材料科学、原子核・素粒子物理学など、幅広い分野における研究開発に貢献しています。平成 24 年 1 月より中性子線施設について共用を開始された。
スーパーコンピュータによるシミュレーションは、理論、実験と並ぶ、科学技術の第 3 の手法として、最先端の科学技術や産業競争力の強化に不可欠な基盤となっています。高い演
算性能と汎用性を兼ね備えた「富岳」は、令和 3 年 3 月に共用を開始されている。今後は、Society 5.0 の実現に向けて、健康医療、防災・減災、エネルギー、ものづくりなど様々な分野で、数多くの科学的・社会的課題の解決に役立つ画期的な成果の創出が期待されている。
国内有数の研究施設・設備のプラットフォーム
先端研究基盤共用促進事業（共用プラットフォーム形成支援プログラム）があり、産学官が共用可能な研究施設・設備等における施設間のネットワークを構築する共用プラットフ
ォームを形成することにより、世界最高水準の研究開発基盤の維持・高度化を図ることを目的に進めることを目的としている。本事業では、国内有数の先端的な研究施設・設備について、全ての研究者がそれぞれの研究に適切なそれら研究施設・設備を容易に活用できる環境を実現するため、遠隔利用・自動化を図りつつ、ワンストップサービスによる利便性向上を図るものである。また、本事業では、競争的研究費改革と連携し、研究組織のマネジメント

76

と一体となった研究設備・機器の整備運営の早期確立により、研究開発と共用の好循環を実現する新たな共用システムの導入を加速していくものである。
世界の研究炉と大型加速器の運転時間の最近のトレンド：・研究炉は 200 日～300 日超／年が多くなっている。
JRR-3M や常陽炉では約 180 日／年の運転を実施している。
外国の研究炉の稼働状態に目を向けると、米国コロンビア州にある Missouri 大学の MURR
炉(10 MW)では、週 6.5 日の 52 週で年間を通して運転している研究炉もある。豪 ANSTO のOPAL 炉(20 MW)では、医療・産業用の放射性同位元素を製造するためのターゲット物質への照射、中性子ビームおよび関連機器を用いた材料科学分野の研究、中性子放射化技術や遅発中性子放射化技術を用いた鉱物や試料の分析、電子半導体デバイスの製造に使用されるシリコンインゴットの照射（NTD（Neutron Transmutation Doping）と呼ばれる）の供給のために年間 300 日運転を目標に運営している。
・大型加速器施設等での運転時間は大凡、数千時間(約 2000 時間～約 5000 時間超/年)である。施設ごとに、運転のノウハウ蓄積や技術開発及び施設設備の改善・改良等によって総運転時間が長くなっている。
加速器分野で医療用 RI（ 99mTc ）の大量生産化のため開発：・国内で 150 を超える病院が小型サイクロトロンを設置し PET (ポジトロン断層撮影法)薬剤を院内製造等

・国内においても、99mTc 製剤への実用開始(2023 年）の開発が進められている。
（伊藤 拓,加速器による医療用 RI の商業生産 J. 「加速器」Vol. 17, No. 3, 2020（181–186））

研究炉と加速器の協働：
・それぞれの特徴を活かしつつ、定常的に安定した放射線が利用できるように年間の運転期間を考慮した研究炉と加速器の協働と補完的な運転などが必要である。
（医療・産業用 RI・ビーム利用、各研究開発などの安定供給化）
医療に用いられる放射性核種に関する近年の動きと：・最近は、99Mo は輸入に頼っている。その他は以下の文献を参照。
【参考資料】米倉義晴

学術の動向 pp.22-25, 2015 年 6 月号 特集 1◆発電以外の原子力利用の課題と展望 加速器の医学利用 ─診断・治療の高度化に向けて─）・世界の需要は年間約 4,500 万回分（6 日分の TBq で 2 万回分）である。オーストラリアの
ANSTO 研究炉(20 MW)では 2016 年後半から世界の需要の約 3 分の 1 を供給可能な研究炉である。テクネチウム 99 の元となるモリブデン 99 は、標的となるウランの箔に放射線を77照射して核分裂を起こし、ホットセルで他の核分裂生成物と分離して作られる。Mo-99 は崩壊して Tc-99 となり、これは核医学で最も広く使用されている同位体である。ターゲッ
トは 2.2%濃縮ウランシリサイドである。OPAL は、Mo-99 製造における中性子照射のターゲットとして、低濃縮ウランのみを使用した世界初の研究用原子炉である（燃料としても使用）。関連生産施設の本格的な稼働は、国内需要を満たすために年間 55 万ドーズの生産が可能になるよう段階的に改善された。このプラントはホットセルを使用しており、照射されたターゲット中の他の核分裂生成物からモリブデンを分離する。オーストラリアで行われる核医学診断の 80％以上は、特定の分子に付着させて患者に注入する Tc-99 を使用している。OPAL 自体は、世界の Tc-99 需要の半分を生産できる能力を持っているが、それを活用するには、より大規模なモリブデン生産施設が必要となる。2012 年 9 月、ANSTO
はこの計画を発表し、2014 年 1 月には 8,300 万ドルの契約を結び、2016 年後半までに
ANSTO 核医学用モ-ル 99 施設を新たに建設することになった。廃棄物処理施設を含めた総費用は 1 億 6900 万豪ドルになる見込みである。その建設は、2014 年 6 月に ARPANSA（オーストラリア放射線防護・原子力安全庁）によって認可された。
・国内の研究用原子炉では、これまで運転期間が年間 180 日程度であることから、医療用のMo-99 生産とその安定供給化には、国内で複数の研究用原子炉などの対応による製造との運転期間などの連携が重要である。2021 年 2 月に再稼働した JRR-3M 炉関連でも、近い将来、供給ができるように生産技術に関する技術的な評価が進められ始めている。国内で医療用に使用されている 99Mo-99mTc ジェネレータ及び 99mTc 製剤*は年間、それぞれ、約150-190 TBq(約 4050-5100 Ci)、約 310-340 TBq(約 8370-9180 Ci)であると評価されている。市場の価格は、１Ci あたり 250 ドルとされている。2007 年の世界での市場では、約＄117 ミリオン**であった。
【参考資料】*アイソトープ等流通統計 2008 社団法人日本アイソトープ協会資料**Forecast Future Demand for Medical Isotopes. Department of Energy, Office of
Nuclear Energy, Science, and Technology, 1999.)
2018 年 10 月に設立された日本医用アイソトープ開発準備機構は、「核医学診断で利用件数が最も多いテクネチウム製剤（放射性医薬品）の原料である放射性同位元素モリブデン99（Mo-99）については、我が国はその 100%を輸入に依存しており、生産国の原子炉の故障等により、世界的な Mo-99 の供給不足が生じるという問題が度々発生しています。 この問題の解決のため、既存の沸騰水型軽水炉（BWR）、今後建設が見込まれる研究用原子炉等を活用し、天然モリブデン（Mo-98）に中性子を照射することにより Mo-99 を生成し、テクネ
チウム製剤の国産化を強力に推進するためのオールジャパンでの体制づくりを図ることを設立の目的とします。 さらに、同様の事業推進の枠組みを、他の医用アイソトープの開発

78

にも応用していくことを長期的な目標とします。
」と設立の目的が示され、既存炉や新研究炉にかかる期待は大きく、今後の連携に重要さが増すことは確実である。
フランスで現在建設中の新研究炉 JHR でも次のようにホームページで発信されている「材料試験炉(MTR)は、原子力産業で使用される材料や核燃料の開発や認定に必要です。関連する研究は、既存または次期の原子力発電所の安全性と最適化、および将来の原子炉の開発に貢献します。欧米では、産業界で利用されている照射装置のほとんどが老朽化しています。
今後数十年間、高性能な実験設備と関連する専門知識を持続させることが必須である。既存の発電所の運転や将来の技術システムの認定をサポートするために、新しい材料試験炉（MTR）を設計・建設する必要性については、コンセンサスが得られている。JHR は核医学に使用されます。この施設は、医療用画像処理や治療目的で使用される短命の放射性同位元素を病院に供給することになる。
」
核医学診療における放射性医薬品：
放射性医薬品は in vivo 用と in vitro 用に分類される。ここで、in vivo 用というのは、患者に投与した放射性医薬品が特定の臓器に集積した後、その３次元的な集積情報や時間的な変化を放射性医薬品から放出されるγ線などをガンマカメラと呼ばれる検出装置で測定し映像化するためのものである。この際、尿や血液などを採取し、その試料の放射能を測定する場合もある。このようなものは試料計測として区別しておく。In vivo 用放射線医薬として、Tc-99m, Tl-201, I-123, Ga-67, I-131, In-11, X-133, Kr-81m などが用いられている。最も多い検査は、骨、関節で、次に心臓、欠陥、3 番目に、腫瘍、炎症、4 番目に、脳、脳脊髄、、、の順となり、これらの検査数は総計で約 13 万件である。一方、invitro 用というのは患者には放射性医薬品を投与せず、患者から採取した血清などの試料に放射性医薬品を加えて、血清などに含まれる微量成分を高感度に測定するものを指している。In
vitro 用としては、H-3、Fe-59、I-131 がある。
【参照資料】

尾川 浩一、「核医学におけるアイソトープ利用」核データニュース，No.70 (2001).
NTD-Si の需要と生産状況
NTD-Si（中性子核変換ドーピング(Neutron Transmutation Doping: NTD)）の生産量はガ
スドーピングの在来法に比べ数パーセントと僅少であるが、高品位の特性を有することから厳しい規格が求められるデバイス産業にとって今や不可欠の技術となっている。大直径
ワンウェーハワンデバイス型 GTO(ゲートターンオフサイリスタ)や産業用モーター駆動モ
ジュールなどの比較的付加価値が高く規格の厳しい特殊デバイスに対しては,依然強い需要がある。さらにこれまではエピタキシャルウェーハが使用された、電力制御用 MOS(パワー-MOS)へも、コストダウンのために NTD FZ-Si が使用され始めている。本手法は、大容量の照射場に均一の中性子束が要求されるため、原子炉中性子源が今後とも活用されるもの

79

と考えられる。現在世界の年間生産量約 150 トンのうち約 70 パーセントは日本の半導体企業が行っているが、国内 JRR-3M は年間約 3.5 トンの生産が可能となっている。大部分を海外の原子炉施設（豪州、アメリカ、フランス、韓国等）に依存している。また照射費用も海外に比べ国内施設は割高であり、今後のシリコンウエハーの大口径化に伴う益々の需要拡大を考えると、国内での受入れ態勢のさらなる充実が望まれる。
しかしながら、今後もコスト削減と納期短縮は必要であり、ガスドープ FZ-Si と NTD FZSi の棲み分けが、より明確にされていくと思われる。このような状況の中で、シリコンメーカが照射炉側に望む課題としては、(1)バッチ間の照射精度の安定、(2)照射精度の向上のための技術開発、(3)コストダウンが挙げられており、これらを解決した照射炉が将来的に生き残るであろうと言われている。 これまで国内シリコンメーカは NTD-Si の発注の 90%近
くを海外照射炉に依頼してきたのが現状であり、国内にも照射用原子炉がなかったわけでなく、照射コストの制約があるが、物流や迅速な対応などの利点を生かした今後の対応を期待されている。
なお、単結晶シリコンの生産量は国内技術を活かして順調に伸びていて、2019 年度で4,116 トンが国内で販売され、輸出は 6,180 トンまで伸びている。2009 年から 2013 年の輸出量の平均は、年 4803.8 トンであり、1 トンあたりの輸出価格は、62.66 百万ドルで販売されている状況にある。

【参照資料】
・戸田真人、照射ドーピング、RADIOISOTOPES, Vol.46, (Sep.1997) No.9, pp.681-687.
・高純度シリコンの生産・販売・輸出入 推移 単結晶シリコン シリコンウェーハ 財務省通関統計
（新金属協会 総計資料
（http://www.jsnm.or.jp/data/files/2021/02/e0a09eb8538b8e058f730c07b32a7ff91.pdf(jsnm.or.jp)）
・IAEA-TECDOC-1681, Neutron Transmutation Doping of Silicon at Research Reactors.
International Atomic Energy Agency, Vienna, 2012.

・大強度加速器標的（ターゲット）システム
最近の世界の主要な大型加速器施設では、ターゲット（容器含む）とビーム窓の耐照射性能等によってビーム出力が制限されており、これらの高出力ターゲット施設が直面する最も横断的な課題として、構成材料の放射線損傷の正しい理解が重要であるとされている。これらの研究を推進するために、高エネルギー物理学/基礎エネルギー科学の加速器ターゲッ
トと核融合/核分裂材料のコミュニティを結集して、RaDIATE コラボレーション（Radiation
Damage In Accelerator Target Environments）が設立されている(RaDIATE Collaboration

Home Page:http://radiate.fnal.gov/)。この共同研究では、低エネルギー中性子とは大きく異なる高エネルギー陽子の照射が、潜在的なターゲットやビーム窓材料の機械的特性に80

与える影響を明らかにし、その根本的な変化を高度な微細構造研究によって理解することを目的としているものである。J-PARC の加速器中性子源(MLF 施設（Materials and Life
Science Experimental Facility: 物質・生命科学実験施設)では、3 GeV のパルス陽子ビー
ムでターゲットの核破砕過程で生じる、瞬時の中性子強度やミューオン強度を世界一に高め、通常の研究炉の中性子回折施設での定常中性子ビーム強度と異なる特色を引き出させている。また、ニュートリノ施設やハドロン施設においては、30 GeV のパルス陽子ビーム
で同様に瞬時の生成粒子数（強度）を増やして測定精度を上げている。このような照射環境で使用される機器は、dpa に対してより高い He や H の生成比を持ち、照射硬化や延性の挙動に影響を及ぼし、機器の使用寿命を低下させる可能性がある。また、パルスビームによる衝撃波等の材料特性に及ぼす影響も大きいことが分かっている。このため、段階的に陽子ビーム強度を増やして施設の運用をおこなっている。また、最新の材料科学や材料工学を駆使し、様々な材料(Ti 合金、W 系材料、Al 系材料、SiC 被覆グラファイト、ステンレス鋼、Beなど)の耐久性評価と新材料開発や新技術開発なども並行して行っている。
最近の高エネルギー領域のはじき出し断面積の研究では、GeV 領域での実験では、従来の標準 NRT(Norgett–Robinson–Torrens)モデルの計算では、実験結果に一致しないことが分かり、非熱的再結合補正モデル(arc モデル）で評価しないといけないことが判明している。
さらに NRT-dpa と arc-dpa では、10 MeV 領域の Fe イオン照射でも違いがあることが判明すると共に、Fission 中性子でも Fe の dpa 値に 2 倍の違いがあり、NRT-dpa モデルの見直しが必要であることが指摘されている。
Dpa の計算ツールとしては、
これまで IBM で開発され、汎用的に使用されている SRIM コードではなく、PHITS（放射線挙動計算コード

PHITS(Particle and Heavy Ion Transport code System)、国内で開発）の中で arc モデルを取り入れてより正確な計算ができるように進められている。今後、さらに軽水炉、高速炉、核融合炉、高温ガス炉、高エネルギー加速器標的施設で発生する様々なエネルギーを持つ粒
子線に対する系統的な詳細な評価を行っていく必要である。従って原子力材料分野と連携がかなり重要な領域となっている。
【参考資料】
・T. Ishida, et al., Tensile behavior of dual-phase titanium alloys under highintensity proton beam exposure: radiation-induced omega phase transformation in
Ti-6Al-4V, J.Nucl.Mater., 541, (2020) 152413.
・Y. Iwamoto, et al., Estimation of reliable displacements-per-atom based onathermal-recombination-corrected model in radiation environments at nuclear
fission, fusion, and accelerator facilities, J.Nucl.Mater., 538 (2020) 152261.
・PHITS web site: https://phits.jaea.go.jp/indexj.html)【今後の課題と方向性】
放射線利用はエネルギー源だけでなく、産業、医療、学術等に大きく貢献できる巨大市場が開かれ、世の中に大きく貢献していることを再認識し、今後の課題や政策を国、国研、民81

間、大学の各機関で熟慮して様々な課題に取り組んでいくことが重要である。そのため、放射線利用、軽水炉の安全性研究や長期安定運転等、先進システム開発を進めていく過程では様々なステークフォルダーを常に持ち、より世の中の役に立つ施設や利用・運営形態を構築していくことが重要である。また、高経年化で世界の各地で廃炉が決定され、後継炉の建設や計画が進められているが、研究炉を活用した医療、産業、学術や発電炉の燃料材料研究開発や貢献においては、既に諸外国の研究炉の専門性や成果数などが遅れているところがあるので、国内の連携強化や人材育成だけでなく、諸外国で高い専門性を持つ機関との協力をしっかりと進めていくことが不可欠である。
22 世紀を見据えて、持続的な社会を実現していくためには、国研、大学、産業界、国の連
携と投資先の効果的な適用と運用、照射試験炉の減少や運転期間などに影響を受けないための代替技術の開発（加速器技術）、それぞれの施設の特徴を活かしつつ、相補的な研究炉と加速器施設（大～小）の協働的な運用やそれらの運用を機能的に遂行できる体制の構築によって、定常的に産業、医療、学術などへの貢献をしていくことが重要である。

Phase 01(～2030)

・福井県の新研究炉(約 5 MW)の詳細設計、建設及び運転と利用開始及び関連する分析・
PIE 施設の拡充や新整備・JMTR 後継炉となる新研究炉(約 50～100 MW 規模)の産官学での検討と活用法の最適化、
詳細設計
・持続的、継続的な研究炉と加速器の協奏的稼働の実現による放射線の医療、産業、学術への貢献
・現在の国内の研究炉の状況から、海外の研究炉を利用した軽水炉の材料や燃料に関する
照射関係試験や安全性向上評価、及び次世代炉に向けた研究開発は、継続的に必要であり、これらのサポート体制の維持
・イノベーション（軽水炉安全性・高効率化評価、水素利用や次世代炉の研究開発を含む）創出への貢献
・投資循環モデルのシンボル作りとコミュニティの形成と成長
・国際協力の強化、専門性を持つ人材交流、研究炉の諸技術の AI 技術の加速化・研究炉での様々な照射試験や技術開発、基礎から応用分野における世界最高水準の獲得
Phase 02(～2040)

・福井県の新研究炉による研究、教育や開発等の重要拠点として発展
・JMTR 後継炉となる新研究炉(約 50～100 MW 規模)の建設及び運転と利用開始（と国際拠点化）82

・持続的、継続的な研究炉と加速器の協奏的稼働の実現による放射線の医療、産業、学術への貢献の拡大・高度イノベーション材料開発、・さらなる安全性向上や高効率化へ（革新技術導入、解析法高度化）、
・高度分析技術開発やフレキシブルな新照射施設やデータ駆動型研究により革新炉等の研究開発や放射線利用を加速
・投資循環成長モデルのシンボル作りと発展的なコミュニティの形成
・研究炉の国際協力の連携と推進の進展などによるコミュニティ（医療、産業、学術の貢献や成果含む）が持つ諸技術の世界最高水準の獲得
・研究炉の諸技術に対する AI 技術による新たな展開の創出・研究炉での様々な照射試験や技術開発、基礎から応用分野における世界最高水準の飛躍

Phase 03(～2050)

・イノベーション材料科学技術、高性能・高効率な原子力システム(関連技術・分析／試
験施設含む）、放射線のさらなる応用、カーボンニュートラル、産業・医療・学術等の貢献

83テーマ 3：１F 廃炉対応および廃止措置活用
３-1

1F の事故進展の詳細把握と廃炉作業効率化

１F廃炉対応に関する技術課題や開発スケジュールについては、METIの東京電力ホール
ディングス（株）福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ（2019年12月）、NDF（原子力損害賠償・廃炉等支援機構、Nuclear Damage Compensation andDecommissioning Facilitation Corporation）の東京電力ホールディングス（株）福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン 2020（2020 年 10 月）、東京電力の廃炉中長期実行プラン 2021（2021 年 3 月）にまとめられている。しかしながら、１F１～４号機における材料、特に燃料デブリについては不明な点が多く、2022 年に予定されている燃料デブリの試験的取り出し後の分析結果等を元に課題を随時整理しながら研究開発計画を見直していく必要がある。

① 高性能材料の研究開発（イノベーション材料など、研究基盤向上、優れた強度特性、高耐食性、など）
ニーズ：•

PCV・RPV ペデスタル等の主要機器と原子炉建屋に関して、各種廃炉作業における健全性の評価•

放射線場かつ海水成分含有水中での構造材腐食挙動の理解

PHASE01（～2030）：使用済燃料取出、燃料デブリ小規模取出時における主要機器と原子炉建屋の健全性診断技術

PHASE02（～2040）：燃料デブリ取出時における主要機器と原子炉建屋の健全性診断技術

PHASE03（～2050）：同技術の改良

現状と課題と期待される成果：•

PCV（Primary Containment Vessel:原子炉格納容器）
・RPV（Reactor Pressure Vessel:
原子炉圧力容器）ペデスタル*等の主要機器と原子炉建屋に関して。事故後、東電の検討や廃炉・汚染水対策事業において、構造健全性等の評価が進められた。その結果、主要機器と原子炉建屋等が一定の耐震裕度を有していること確認されている。

（【補足】RPV ぺデスタル*：原子炉本体を支える基礎のことを指す）•

PCV・RPV ペデスタル等の主要機器の長期健全性を評価する上では、機器類の腐食反応を律速する放射線下での環境要因を把握することが重要であることから、JAEA が中心となり英知事業において放射線環境下での腐食データベースの構築が進められている。

84•

今後は、既設の主要機器と原子炉建屋等、及び、使用済燃料と燃料デブリ取出のために今後新設される機器、設備と建屋が、要求機能を満足し、比較的長期にわたる燃料デブ
リ取出にいて、①作業を安全に実施できること、②地震と津波をはじめとする外部事象に対して所要の安全性を確保できることが必要である。



PHASE01（～2030）：既設の主要機器と原子炉建屋等、及び、使用済燃料と燃料デブリ取出のために今後新設される機器、設備と建屋の健全性確保

PHASE02（～2040）：既設の主要機器と原子炉建屋等、及び、燃料デブリ取出のために新設された機器、設備と建屋の健全性確保

PHASE03（～2050）：同上

３-1 1F の事故進展の詳細把握と廃炉作業効率化② 高性能、高効率、安全なシステム設計等（環境への負荷低減、規格・基準、
核特性、伝熱特性等を含む）
ニーズ：•

東京電力（株）福島第一原子力発電所の廃止措置等研究開発の加速プラン（平成２６年
６月 MEXT）•

燃料デブリ取出時の臨界管理技術の 1 つである中性子吸収材ほか炉内導入剤による臨界防止管理技術(燃料デブリ取出：2 号機、2021 年から開始)、•

使用済み燃料の取出（3 号機は 2020 年度中完了、２号機は 2024～2026 年度、1 号機は2027～2028 年度、5，6 号機は 1 から 3 の進捗状況を見て着手。2031 年度までにすべて完了）•

処理・処分に関する技術的な見通し（2021 年度頃）•

汚染水対策（〇汚染水発生量を 150 m3/日程度に（2020 年度）、100m3/日以下に（2025年度）、〇原子炉建屋内の滞留水（2020 年度末）を、2022 年度～2024 年度に半分程度に）

PHASE01（～2030）：燃料デブリ取出施設の安全システム設計（放射線安全、臨界管理）に必要な燃料デブリ加工時の粉末飛散挙動予測試験（模擬燃料デブリ使用）、前処理を必要としない燃料デブリ中の U/Pu 分析技術

PHASE02（～2040）：燃料デブリ取出施設の安全システム設計（放射線安全、臨界管理）に必要な燃料デブリ加工時の飛散挙動確認試験、燃料デブリ加工工具の選定に必要な燃料デブリの強度試験

85

PHASE03（～2050）：安全システムや取出工法の改良に必要な燃料デブリを用いた各種試
験

現状と課題と期待される成果：•

MEXT テーマとして H26 年度から「戦略的原子力共同研究プログラム」、「廃炉加速化研
究プロクラム」および「廃止措置研究・人材育成等強化プログラム」が推進。→

プロ

グラムの実施主体 JAEA に移行：
「共通基盤型原子力研究プログラム」、「課題解決型廃炉研究プログラム」「国際協力型廃炉研究プログラム」「研究人材育成型廃炉研究プログラム（平成３１年度より新設）」に再編•

臨界防止のための中性子吸収材候補の特性評価はほぼ完了。デブリ取出工法の中で、デブリや中性子吸収材の保持を目的とした炉内導入剤は検討継続中（固体：B4C 金属焼結材、B・Gd 入りガラス、Gd2O3 粒子、固体化：水ガラス/Gd2O3 造粒紛材、粘性体：調査・検討中）。汚染水については、多核種を取り除く処理（トリチウム除く）を行い、保管量が多量に。

PHASE01（～2030）：模擬燃料デブリを用いた燃料デブリ加工時の粉末飛散データを活用
した燃料デブリ取扱施設（仕分け/一時保管、分析）の安全システム設計、前処理を必要としない U/Pu 分析技術による燃料デブリ仕分けの効率化



PHASE02（～2040）：安全システムや取出工法の改良



PHASE03（～2050）：安全システムや取出工法の改良

３-1 1F の事故進展の詳細把握と廃炉作業効率化③ 評価・解析手法（計算科学、データベース、試験片サイズ効果など含む）
ニーズ：•

燃料デブリの詳細分析データ（組成、結晶構造、等）を取得し、その生成過程を明らかにすることによるシビアアクシデント解析コードの精度向上



PHASE01（～2030）：燃料デブリの各種分析試験、生成過程をモデル化するのに必要な各種反応試験（反応エネルギー等の取得）

PHASE02（～2040）：同上

PHASE03（～2050）：同上

現状と課題と期待される成果：• IRID（International Research Institute for Nuclear Decommissioning: 技術研究
組合 国際廃炉研究開発機構）事業や英知事業（英知を結集した原子力科学技術・人86

材育成推進事業）において、炉心構造を模擬した燃料集合体を高温で加熱できる試験装置を開発し、１F事故時における炉心物質の崩壊・溶融・移行挙動を把握するための試験が実施されており、シビアアクシデント解析コードの改善が進められている。

(【補足】IRIDは、主に3つの事業を次の持つ、すなわち、(i)廃止措置に関する研究開発、(ii)廃止措置に関する国際、国内関係機関との協力の推進、(iii)研究開発に関する人材育成。また、IRIDは、技術研究組合法に基づく非営利共益法人として2013年8月に設立され、国内18法人（日本原子力研究開発機構、産業技術総合研究所、東芝エネルギーシ
ステムズ（株）、日立GEニュークリア・エナジー（株）、三菱重工業（株）、（株）アトック
ス、北海道電力（株）、東北電力（株）、東京電力ホールディングス（株）、中部電力（株）、北陸電力（株）、 関西電力（株）、中国電力（株）、四国電力（株）、九州電力（株）、 日
本原子力発電（株）、電源開発（株）、日本原燃（株））の組合員を持つ組織である。)•

大規模原子炉シミュレーションのリアルタイム可視化技術の開発(2020 年 8 月）。模擬
実験の環境模擬のパラメータ設定（スケール含む）の限界の考察とその影響、実験結果の妥当性の評価では、シミュレーションとの対比と予測性を高める必要性がある。実機での損傷観察や放射線計測データなどから、何をどの程度、実証できるか。

•

炉外に存在する放出粒子の分析、炉内の物質のサンプリング等のデータ収集から、事故で発生した事象をどこまで正しく評価できるか？



PHASE01（～2030）：燃料デブリ分析データ等を用いたシビアアクシデント解析コードの改良



PHASE02（～2040）：採取位置を特定した燃料デブリ分析データによるシビアアクシデン
ト解析コードによる予測結果の検証、シビアアクシデント解析コードによる炉内の放射性物質分布予測を用いた燃料デブリ取出計画の最適化



PHASE03（～2050）：同上

３-1 1F の事故進展の詳細把握と廃炉作業効率化④国内外の照射施設（中性子、イオン、ガンマ線など）群、照射技術、廃炉材
ニーズ：•

放射線場での腐食評価・水素発生影響評価



PHASE01（～2030）：燃料デブリの経年劣化に対する放射線影響確認試験

PHASE02（～2040）：放射線影響が確認された場合の影響緩和試験

PHASE03（～2050）：同上

87

現状と課題と期待される成果：•

1F 特殊環境下の腐食データを収集・整理するため、
「全浸漬」
「半浸漬」
「気相（浸漬あり）」「気相」「気相（液滴落下）」の 5 つの環境下で、γ 線照射・非照射時の腐食速度の測定結果では、半浸漬や液滴落下の条件で腐食速度が加速、半浸漬や液滴落下の場合は鋼表面に薄い水膜が存在するため、γ 線照射時は特に腐食速度が加速。穴あきの基
準設定作りが課題の１つ。



PHASE01（～2030）：燃料デブリの経年劣化に対する放射線影響把握



PHASE02（～2040）：放射線影響が確認された場合の影響緩和技術確立

PHASE03（～2050）：同上

３-1 1F の事故進展の詳細把握と廃炉作業効率化④ PIE 施設群・分析装置群
ニーズ：•

廃棄物や燃料デブリの分析データは、1F 廃炉工法検討において安全確保を確認しつつ過剰な安全設計を緩和するために重要な役割を果たすことから、廃棄物や燃料デブリの取扱に要する施設や分析機能の構築・整備•

燃料デブリの管理（臨界、計量管理）や廃棄物の分別に必要な高線量下での組成分析技術

PHASE01（～2030）：燃料デブリ取扱施設（仕分け/一時保管、分析）の建設・整備、燃料デブリの管理（臨界、計量管理）や廃棄物の分別に必要な高線量下での分析技術

PHASE02（～2040）：分析技術の改良

PHASE03（～2050）：同上

現状と課題と期待される成果：•

現在、1F 内の施設を活用して、施設運営や廃炉作業の進捗に必要な分析を実施するとともに IRID 事業で実施されている各種廃棄物の分析では JAEA 茨城地区の分析施設や民間分析施設が活用されており、燃料デブリ生成過程を予測するために必要な貴重なデータが取得されている。

•

1F 廃炉に必須な分析・研究施設（大熊分析センター第 1 棟、第 2 棟）が JAEA によって整備が進められている。

88

•

分析データを効率的に収集・評価できる分析体制、分析施設や分析装置群を構築・整備する必要がある。

•

廃炉の進捗に沿って求められる分析の中身、室、量等が変化していくことを考慮した拡張性や運用の柔軟性を持つ分析施設群を構築する必要がある（燃料デブリ取出が本格化する 2030 年度までに）•多様な廃棄物の処理・処分方策の検討並びに燃料デブリの取出工法、保管管理、処理処
分、事故原因究明等に資する分析データを確実に取得する必要がある。



PHASE01（～2030）：JAEA 大熊分析センター第 2 棟の運営開始、茨城地区の分析施設も含めた燃料デブリの分析データ取得



PHASE02（～2040）：燃料デブリ取出作業を安全かつ着実にサポートする燃料デブリ取扱
施設の運営



PHASE03（～2050）：同上

３-1 1F の事故進展の詳細把握と廃炉作業効率化⑤ 新技術・AI 活用（材料や機器の製造、溶接、検査、製造規格など）
ニーズ：•

PCV から取り出された物質を燃料デブリとして扱うか放射性廃棄物として扱うかを適切に判断するための仕分け基準と必要な計測技術・装置の開発

現状と課題と期待される成果：•

多様な廃棄物の処理・処分方策の検討並びに燃料デブリの取出工法、保管管理、処理処
分、事故原因究明等に資する分析データの確実な取得•

廃炉以外の分野で技術確立、廃炉への適用技術の検討が必要。

•

放射線量が高い環境においてコンプトンカメラの信号処理能力が課題。遮蔽などを施して適用予定。接近距離や遮蔽重量は制限ある。新しい計測器や処理能力の向上などによる進展が期待される。

３-1 1F の事故進展の詳細把握と廃炉作業効率化⑥ 他分野連携協力、国際協力など）‣ニーズ：•

国外の核関連施設の廃止措置情報の 1F 廃炉作業への利活用

89

PHASE01（～2030）：デブリ取り出し(2 号機、2021 年から開始)から処分に至るまで、システム設計を中心として多くの分野での連携が必要



PHASE02（～2040）：大量デブリ取り出し開始

PHASE03（～2050）：廃止措置完了‣現状と課題と期待される成果：•

2015 年度より「英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業」を開始。2017 年
度より「CLADS（廃炉環境国際共同研究センター）」の中核拠点である「国際共同研究棟」の運用。廃炉事業では、関連分野の連携を意図して推進が図られるようになった。材料技術を完成するのに時間を要することが多いので、効率的に技術開発が推進できるようリードタイムを考慮した連携が必要である。

•

国外の情報を利活用して 1F 廃炉作業を加速させる。

PHASE01（～2030）：国外の情報を利活用した 1F 廃炉作業の推進



PHASE02（～2040）：同上

PHASE03（～2050）：同上

３-1 1F の事故進展の詳細把握と廃炉作業効率化⑦ 人材確保、人材育成、アウトリーチ活動
ニーズ：•

燃料デブリ取扱施設における放射性物質取扱（ホットセルでの遠隔操作も含む）技術者の育成•

分析施設群を安定的に稼働するために必要な人的資源の確保



PHASE01（～2030）：燃料デブリ取扱施設における放射性物質取扱（ホットセルでの遠隔操作も含む）技術者の育成



PHASE02（～2040）：人材育成の継続

PHASE03（～2050）：同上

現状と課題と期待される成果：•

分析施設群を安定的に稼働するために必要な人的資源の不足•

予め分析結果の活用方法を見越した分析範囲や項目等を立案できる分析評価者が希少90

•

種々の分析業務に対して分析技術者に期待される資質をあらかじめ考慮し、求められる役割が適切に養成される人材育成計画の立案•

1F 廃炉事業は後ろ向きな事業ととらえられがちであり、将来的に優秀な人財の確保が危惧される。一過性ではなく他分野に展開可能な技術開発を推進することにより、若い人々にとって魅力ある事業を目指す。



PHASE01（～2030）：JAEA 大熊分析センター第 2 棟や茨城地区の分析施設における燃料
デブリの各種分析試験の着実な遂行

PHASE02（～2040）：燃料デブリ取出作業を安全かつ着実にサポートする燃料デブリ分析
データの取得

PHASE03（～2050）：同上

91

テーマ 3：１F 廃炉対応および廃止措置活用
３-2

1F 事故知見活用及び廃止措置プラント活用

1F 事故から得られた知見等を活用した事故耐性燃料材料開発は既に実用化研究の段階に入っており、米国、欧州、アジアのそれぞれで活発な研究開発が進められている。最も積極的に研究開発が推進されている米国では、米国エネルギー省の開発事業として産業界が主体となり、商用炉への候補材の装荷が先行試験燃料棒（Lead Test Rod、以下、「LTR」という）として 2018 年から始まっており、今後も継続的に装荷されていく予定である。計画では、2022 年から集合体規模での商用炉装荷（先行試験燃料集合体：Lead Test Assembly、
以下、「LTA」という）、2023 年からはバッチ単位での商用炉装荷が実施されることになっており、実用化に向けた取り組みを加速させている。国内においては、2015 年度から 2018 年
度までは METI 委託事業として候補材の技術スクリーニングと工学的基礎基盤技術の開発が本格的に実施された。2019 年度以降も研究は継続しているが、METI の開発方針変更により補助事業へと変更されたこと並びに。原子力発電所の新規制対応と再稼働の遅れにより、産業界からの研究開発への投資は厳しいことから、研究規模は大幅に縮小している。実用化の進捗では海外との差が大きくなっており、研究開発体制の見直しが望まれる。

① 高性能材料の研究開発（イノベーション材料など、研究基盤向上、優れた強度特性、高耐食性、など）
ニーズ：•

1F 事故の経験を教訓に、高温水や水蒸気による酸化が起こりにくく、炉心温度の上昇や水素発生を遅らせること、また、これにより、事故対応の実施や炉心溶融の回避が可能な、燃料や炉心構成材料の早期の実機導入による現行軽水炉の安全性向上



PHASE01（～2030）：製造技術の確立（試験片、端栓接合、長尺被覆管、燃料棒、燃料集合体）、現行炉への適用性評価を行うための各種データ整備（各種材料試験、輸送、貯蔵、再処理技術の開発）、材料及び模擬燃料棒の実験炉等での照射試験、検査技術の確
立、ふるまい解析コードの改良及び検証



PHASE02（～2040）：製造技術の確立（長尺被覆管、燃料棒、燃料集合体）、現行炉への適用性評価を行うための各種データ整備（各種材料試験、輸送、貯蔵、再処理技術の開発）、材料及び模擬燃料棒の実験炉等での照射試験、検査技術の確立、ふるまい解析コードの改良及び検証、規格・基準の策定、集合体の設計及び確証試験、商用炉照射（LTR/LTA）

92

PHASE03（～2050）：ふるまい解析コードの改良及び検証、規格・基準の策定、集合体の設計及び確証試験、商用炉照射（LTR/LTA）、量産技術の確立・整備、許認可取得、商用
炉照射（LUA）

現状と課題と期待される成果：•

従来ジルカロイと比べて高温水や水蒸気による酸化反応の発熱量や、事故初期における水素発生量が低い候補材として、SiC/SiC 複合材料、
FeCrAl-ODS 合金が検討されている。
また、近年では、事故初期における水蒸気酸化反応及び水素発生量を抑制可能なクロム
コーティッドジルカロイも検討され始めている。

•

実用化（既存軽水炉への実装）においては、現行システム（UO2-ジルコニウム合金系）に比べて、通常時の性能を維持もしくは向上できることが前提とされており、経済性を含めた発電システムとしての成立性評価が課題とされている。また、現行炉への適用性評価を行うための照射試験データの整備について、照射試験を行う場所、機会等に大きな課題がある。

•

現行軽水炉への早期導入による安全性の向上が期待される。



PHASE01（～2030）：2015 年から 2018 年の 4 カ年においては、経済産業省の受託事業（タイトル：「安全性向上に資する新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた技術基盤整備」）が実施され、製造技術の確立（試験片、端栓接合）、現行炉への適用性評価を行う
ための各種データ整備（各種材料試験）、材料の実験炉等での照射試験等が実施されてきている。2019 年度以降においても、燃料メーカやプラントメーカ等において、要素技術開発が継続されており、海外実験炉を用いた材料照射、あるいは模擬燃料棒照射試
験の実施に向けた準備が進められている。



PHASE02（～2040）：ニーズに記載されている項目の早期完了が期待されている。



PHASE03（～2050）：ニーズに記載されている項目の早期完了が期待されている。

３-2 1F 事故知見活用及び廃止措置プラント活用② 高性能、高効率、安全なシステム設計等（環境への負荷低減、規格・基準、
核特性、伝熱特性等を含む）
ニーズ：•

現行の軽水炉システムで用いられているジルカロイと比べて、高温水や水蒸気による酸化反応の発熱量、及び事故初期における水素発生量が低い SiC/SiC 複合材料やFeCrAl-ODS 合金、あるいは事故初期における水蒸気酸化反応及び水素発生量を抑制可能な、クロムコーティッドジルカロイ等の具体的な候補材について、現行軽水炉炉心へ93

の適用性評価と、それに基づく（現行軽水炉炉心への適用性が低い候補材料に対する）
高性能、高効率、高い安全性を追求した新たな軽水炉発電システムの提案•

廃止措置プラント材料、機器の廃却材の調査による実機劣化状態の把握と現行評価手法・対策技術の検証の知見を「高経年化対策（現行劣化予測手法、対策・検査技術の高度化、等）」、「評価法の高度化（長期信頼性評価手法の開発、劣化メカニズムの解明、等）」、「保全技術高度化（新たな劣化対策技術などの開発、等）」へ活用



PHASE01（～2030）：現行炉への適用性評価を行うための各種データ整備（各種材料試験、輸送、貯蔵、再処理技術の開発）、材料及び模擬燃料棒の実験炉等での照射試験



PHASE02（～2040）：現行炉への適用性評価を行うための各種データ整備（各種材料試験、輸送、貯蔵、再処理技術の開発）、材料及び模擬燃料棒の実験炉等での照射試験、規格・基準の策定、集合体の設計及び確証試験、商用炉照射（LTR/LTA）PHASE03（～2050）：規格・基準の策定、集合体の設計及び確証試験、商用炉照射（LTR/LTA）、
許認可取得、商用炉照射（LUA）

現状と課題と期待される成果：•

候補材料ごとに、現行軽水炉炉心への適用性評価は基本的に実施済みの状態にある（一部候補材については、次世代軽水炉炉心への適用性評価も完了）。現行軽水炉炉心への適用性が低い候補材料に対しては、高性能・高効率・高い安全性を追求した新たな軽水炉発電システムの提案に向けた各種検討が鋭意行われている。

•

2020 年秋の学会での企画セッションで廃止措置プラント材料を使用した解析結果が紹介されるなど

PHASE01（～2030）：2015 年から 2018 年の 4 カ年においては、経済産業省の受託事業（タイトル：「安全性向上に資する新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた技術基盤整備」）が実施され、現行炉への適用性評価を行うための各種データ整備（各種材料試験）、材料の実験炉等での照射試験等が実施されてきている。2019 年度以降においても、燃料メーカやプラントメーカ等において、要素技術開発が継続されており、海外実験炉を用いた材料照射、あるいは模擬燃料棒照射試験の実施に向けた準備が進められている。



PHASE02（～2040）：ニーズに記載されている項目の早期完了が期待されている。



PHASE03（～2050）：ニーズに記載されている項目の早期完了が期待されている。

94

３-2 1F 事故知見活用及び廃止措置プラント活用③ 評価・解析手法（計算科学、データベース、試験片サイズ効果など含む）
ニーズ：•

事故耐性燃料（ATF）として研究開発が進められている具体的な候補材について、早期実用化に資するための現行軽水炉用に整備されている解析・評価コード等の改良（現行
軽水炉燃料では考慮されていない各種モデルの追加や物性値の変更等）、及び照射試験を含めた実験等による、改良した解析・評価コード等の妥当性の検証•

シビアアクシデント（SA）解析コードを用いた各 ATF 候補材の有効性の確認（具体的にATF 導入効果が期待できる事故シナリオの導出とアクシデントマネジメントと合わせた過酷事故回避のシナリオ条件範囲の提示）•

設計基準を超える事故（Beyond Design Basis Accident: BDBA）で想定される環境下での ATF のふるまいに係る、新たな実験を含めた評価・解析手法の提案（確立）•

事故解析モデルを用いた炉内汚染状況推定による廃炉工法の策定•

照射劣化メカニズム解析の高度化に必要な試験とデータ拡充。加速照射された材料で実機評価が行われているので、実機（廃炉材）からのサンプリングによる評価データの拡充が重要。燃料材料のキャビティ形成と成長の解析評価の高度化



PHASE01（～2030）：現行炉への適用性評価を行うための各種データ整備（各種材料試験、輸送、貯蔵、再処理技術の開発）、ふるまい解析コードの改良及び検証



PHASE02（～2040）：現行炉への適用性評価を行うための各種データ整備（各種材料試験、輸送、貯蔵、再処理技術の開発）、材料及び模擬燃料棒の実験炉等での照射試験、ふるまい解析コードの改良及び検証



PHASE03（～2050）：ふるまい解析コードの改良及び検証、商用炉照射（LTR/LTA）

現状と課題と期待される成果：•

事故耐性燃料（ATF）として研究開発が進められている具体的な候補材の一部について、
日本原子力研究開発機構が開発した燃料ふるまい解析コードで共通基盤技術に位置付けられる FEMAXI コードの改良が行われている。
今後、照射試験を通じて改良した FEMAXI
コードの妥当性の検証が課題である。また、米国電力研究所 EPRI(Electric Power
Research Institute)が開発した SA 解析コードの MAAP コードに関しては、既に ATF モ
ジュールが搭載されている状況にあるが、妥当性検証までが行われたかどうかは定か
ではない。

•

上記の MAAP コード、あるいは MELCOR コード（米国サンディア国立研究所が開発）を用いた ATF 候補材料の有効性の概略評価は、既出の経済産業省の受託事業（2015-2018年）等で実施済みである。

95

•BDBA で想定される環境下を模擬した実験を行うために、最高温度 2000℃までの範囲で急速昇温が可能な試験装置を整備して、各 ATF 候補材料のデータ取得等も行ってきている。

•

燃料デブリの分析データを用いた事故解析モデルの改良•

照射試験データが蓄積されつつあり、材料設計等に反映されている。実規模の長尺材での評価など継続して評価が必要。



PHASE01（～2030）：ATF 候補材の一部に対して、燃料ふるまいの共通解析コードである
FEMAXI の改良や、SA 解析コードの MAAP、MELCOR を用いた一部の ATF 候補材に対する有効性確認を完了している。また、過酷事故時に想定される環境下での被覆管のふるまいに関する知見獲得のために、試験装置を整備し、有用な基礎データを取得・提示して
きている。



PHASE02（～2040）：ニーズに記載されている項目の早期完了が期待されている。



PHASE03（～2050）：ニーズに記載されている項目の早期完了が期待されている。

３-2 1F 事故知見活用及び廃止措置プラント活用④ 国内外の照射施設（中性子、イオン、ガンマ線など）群、照射技術、廃炉材
ニーズ：•

ATF の早期実用化に資する実機模擬環境条件での照射試験データの取得・拡充のため、照射試験炉の長期的かつ安定的な利用機会の確保が必要。海外照射試験炉の利用機会が限定的な場合に備えた、代替照射試験技術としての加速器によるイオン照射試験技
術の高度化が必要。（例えば、イオン照射による統合照射試験技術の確立等）•

反応度事故（RIA）等の設計基準事故（DBA）条件での照射試験データの取得に係る、現有の知識、経験、技術等の維持・向上が必要。

•

事故耐性燃料材料の開発とその耐熱性試験、耐照射性試験及びそれらの解析評価



PHASE01（～2030）：材料及び模擬燃料棒の実験炉等での照射試験



PHASE02（～2040）：材料及び模擬燃料棒の実験炉等での照射試験、商用炉照射（LTR/LTA）PHASE03（～2050）：商用炉照射（LTR/LTA）、商用炉照射（LUA:

lead use fuel assemblie）

現状と課題と期待される成果：•

既出の経済産業省の受託事業（2015-2018 年）の中で一部の ATF 候補材については、米国の HFIR（High Flux Isotope Reactor）を用いた材料照射試験が完了し、照射後試験も一部が実施されている。

96

•国内の JMTR の廃炉、海外炉の中でも特にマルチな照射技術を保有していたハルデン炉の高経年化に伴う突然の廃炉決定、他の海外試験研究炉も同様に高経年化が進む中、軽水炉環境を模擬した試験が実施可能な海外試験炉の長期的かつ安定的な利用機会の確保は極めて困難な状況であり、それが課題である。

•

従来ジルカロイと比べて高温強度を意識した候補材を検討と開発が進められている。
高温強度データが十分とはいえず、データ拡充、及び国内外での試験炉や照射試験施設
でのデータ取得と解析評価が必要。

•

国内の事故耐性燃料開発を推進するためには、国内に照射試験炉と照射後試験施設を整備することは急務である。これらを推進することにより、日本発の事故耐性燃料を開発することができる。



PHASE01（～2030）：一部の ATF 候補材について海外炉での材料照射試験が完了し、照射後試験を実施中である。他の ATF 候補材の海外炉での材料照射試験、あるいは燃料棒照射試験が検討されている。



PHASE02（～2040）：ニーズに記載されている項目の早期完了が期待されている。



PHASE03（～2050）：ニーズに記載されている項目の早期完了が期待されている。

３-2 1F 事故知見活用及び廃止措置プラント活用⑤ PIE 施設群・分析装置群
ニーズ：•

ATF の早期実用化に資する実機模擬環境条件での照射試験データの取得・拡充、及び照
射試験や照射後試験に係る知識や経験、技術等の継承のため、海外試験炉等で照射された材料の（場合によっては模擬燃料棒も）国内輸送、照射後試験実施に備えた施設群や装置群の整備が必要。

•

事故耐性燃料用材料の①事故時模擬高温特性試験、②機械的特性試験方法

PHASE01（～2030）：試験片加工装置、機械特性試験装置、組織観察装置、分析試験装置
等の主要な照射後試験機器のうち、機能低下した機器の更新



PHASE02（～2040）：同上

PHASE03（～2050）：同上

97

現状と課題と期待される成果：•

国立研究機関の照射後試験施設については、施設の維持管理に多額の費用が掛かるた
め、照射後試験装置等の更新は行えていない状況にあり、現有の装置の殆どがかなり高経年化している。

•

ATF 開発に絡めた新たな試験装置の導入に向けて、必要十分な額の経費確保が課題。

•

新たな試験装置の導入による、実機模擬環境条件での照射試験データの取得・拡充、及び照射試験や照射後試験に係る知識や経験、技術等の継承が期待される。

•

高温での優位性を示すため、試験評価が進められている。特殊な試験装置が必要。

•

規格・基準策定に、検討が進められている。SiC などセラミックス材料の試験方法の整
備が必要。

•

照射済み燃料の評価試験技術はほぼ確立されているが、大震災以降、国内の新型燃料開発は停滞しており、PIE 施設やそれらの技術の維持が課題



PHASE01（～2030）：試験片加工装置、機械特性試験装置、組織観察装置、分析試験装置
等の主要な照射後試験機器のうち、機能低下した機器の更新



PHASE02（～2040）：同上

PHASE03（～2050）：同上

３-2 1F 事故知見活用及び廃止措置プラント活用⑥ 新技術・AI 活用（材料や機器の製造、溶接、検査、製造規格など）
ニーズ：•

事故耐性燃料の長尺化、接合および検査

現状と課題と期待される成果：•

従来ジルカロイと比べて難度が高いが、着実に検討を推進。未解決な候補材に対して、一層の検討が必要。

３-2 1F 事故知見活用及び廃止措置プラント活用⑦ 他分野連携協力、国際協力など）
ニーズ：•

新規燃料材料導入による開発促進と副次的影響の評価。本学会の多数の部会との連携
強化、材料や機器製造メーカとの協業、他協会との連携が必要

98•

国際機関（IAEA、OECD/NEA）における ATF 開発に係る国際協力フレームワーク等への参画や ATF 開発で先行する欧米（特に米国）との二国間協力協定の活用、等による ATF 実
用化研究開発の加速。
（日米民生用原子力研究開発ワーキンググループ(CNWG)があり、これは民生用原子力協力に関する日米二国間委員会の下のワーキンググループの 1 つであり、1 先進炉（高速炉、高温ガス炉）、2 核燃料サイクル・廃棄物研究、3 軽水炉の分野における研究開発の協力が行なわれている。）



PHASE01（～2030）：
・OECD/NEA における専門家会合（EGATFL：2014-2018）、・IAEA における ATF に関する活動（IAEA CRP(Coordinated Research Project) ACTOF（Analysis of Options and Experimental Examination of Fuels for Water Cooled
Reactors with Increased Accident Tolerance）*：2015-2019、
ATF-TS(Testing and Simulation for Advanced Technology and Accident Tolerant
Fuels)**：2020-2024）、
・日米民生用原子力研究開発ワーキンググループ（CNWG）での ATF 研究開発（PhaseⅠ：
2014-2016、PhaseⅡ：2018-2023）【参考資料】*
IAEA-TECDOC-1921, Analysis of Options and Experimental Examination of Fuels
for Water Cooled Reactors with Increased Accident Tolerance (https://wwwpub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TE-1921web.pdf)**
web site: https://nucleus.iaea.org/sites/connect/NFEpublic/Pages/ATF-TS.aspx,
https://www.iaea.org/projects/crp/t12032



PHASE02（～2040）：現状は未定だが、必要に応じて積極的に参画



PHASE03（～2050）：現状は未定だが、必要に応じて積極的に参画

現状と課題と期待される成果：•

新型燃料開発に向けて炉心安全および燃料システムとは比較的連携が取れている。一方で、水化学など副次的影響の評価について、今後連携強化が必要。

•

国際機関（IAEA、OECD/NEA）における ATF 開発に係る国際協力フレームワーク等への参画や ATF 開発で先行する米国との二国間協力協定（CNWG）の活用により、ATF 開発で先行する海外諸国の情報を積極的に入手。各 ATF 候補材の研究開発に反映。

PHASE01（～2030）：OECD/NEA における専門家会合（EGATFL：2014-2018）、IAEA における ATF に関する活動（CRP ACTOF：2015-2019、ATF-TS：2020-2024）、日米民生用原子力研究開発ワーキンググループ（CNWG）での ATF 研究開発（PhaseⅠ：2014-2016、Phase
Ⅱ：2018-2023）

99



PHASE02（～2040）：現状は未定だが、必要に応じて積極的に参画



PHASE03（～2050）：現状は未定だが、必要に応じて積極的に参画

３-2 1F 事故知見活用及び廃止措置プラント活用⑧ 人材確保、人材育成、アウトリーチ活動
ニーズ：•

新規燃料材料適用に伴う設計原理に立ち返った材料技術者の育成

現状と課題と期待される成果：
従来ジルカロイと比べて大きく特性の異なる新規燃料材料を適用するため、設計原理に立ち返った経験ができ、技術継承のため燃料材料技術者を育成する好機。

100

４．主な参考資料の情報
日本原子力学会全般
・軽水炉安全技術・人材ロードマップ

平成 27 年 6 月（平成 29 年 3 月改訂）

自主的安全性向上・技術・人材ワーキンググループ
材ロードマップ高度活用研究専門委員会

日本原子力学会 軽水炉安全技術・人共同編

・軽水炉の材料技術課題整理表 (今後 10-50 年の原子力(軽水炉)における材料関連の技術課題)

日本原子力学会材料部会

・自主的安全性向上・技術・人材ワーキンググループ
http://www.meti.go.jp/committee/gizi_8/21.html#jishutekianzensei_wg
・軽水炉安全技術・人材ロードマップ最終報告（5 月 27 日第 9 回、資料 3）
http://www.meti.go.jp/committee/sougouenergy/denkijigyou/jishutekianzensei/pdf/0
09_03_00.pdf
・「軽水炉安全技術・人材ロードマップ」とりまとめ版
http://www.meti.go.jp/committee/sougouenergy/denkijigyou/jishutekianzensei/report_002.html
・原子力人材育成ネットワーク戦略ロードマップ
原子力人材育成ネットワーク 2014 年 10 月資料
https://jn-hrd-n.jaea.go.jp/material/activityreports/policy-roadmap-appendix20150513.pdf
・核燃料部会

軽水炉燃料等の安全高度化ロードマップ

検討ワーキンググループ

活動報告書 2018 年 12 月
・水化学部会

水化学ロードマップ

・原子炉物理分野の研究開発ロードマップ 2017 年版(RM2017) 2017 年 10 月
日本原子力学会炉物理部会「炉物理ロードマップ調査・検討」ワーキンググループ
・高速炉開発に関する技術戦略 2019 年 7 月 日本原子力学会新型炉部会

編

高速炉戦略ロードマップ検討会 編
・日本原子力学会「原子力発電所の高経年化対策実施基準」
関連する他学会など
・ 日 本 機 械 学 会 材 料 力 学 部 門 ホ ー ム ペ ー ジ 技 術 ロ ー ド マ ッ プ
http://www.jsme.or.jp/mmd/Roadmap/Roadmap.html （2015 年 11 月）．
・JSME 技術ロードマップ

日本機械学会誌

2016. 5Vol. 119 No. 1170

pp.283-323

・日本機械学会「維持規格」、「配管減肉に関する規格」、「環境疲労評価手法」等
・日本電気協会「原子炉構造材の監視試験方法」等
・「核融合原型炉研究開発の推進に向けて」（核融合科学技術委員会、平成 29 年 12 月）

101

・原型炉研究開発ロードマップについて（一次まとめ）平成 30 年 7 月 24 日
科学技術・学術審議会 研究計画・評価分科会 核融合科学技術委員会 編
・東京電力ホールディングス(株) 福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ（廃炉・汚染水対策関係閣僚等会議編）2019 年 12 月）
・原子力白書（内閣府）平成 28 年度、29 年度，30 年度
・「核融合原型炉研究開発の推進に向けて」平成 29 年 12 月 18 日，文部科学省

核融合科学技術委員会編

エネルギーと科学技術関係
・エネルギー基本計画

2018 年 7 月 (第 5 次エネルギー基本計画) 経済産業省

・IAEA, “Energy, Electricity and Nuclear Power Estimates for the Period up to 2050
(2017 Edition),” REFERENCE DATA SERIES No. 1, September 2017
・電気事業連合会、海外電力関連トピックス情報「世界の原子力開発規模は 2050 年まで引き続き拡大する可能性」、2017 年 9 月 8 日
・第 5 期科学技術基本計画（科学技術政策 - 内閣府、 2016～2020 年度）及び第 6 期に向けた重要課題中間まとめ

・エネルギー関係技術開発ロードマップ（2014 年 12 月、経済産業省）
・第 6 期「科学技術・イノベーション基本計画」（内閣府）(2021 年 3 月 26 日)

102

別添１


WG 委員、WG 議事録など

WG 委員
日本原子力学会 材料部会
原子力材料分野のロードマップ

WG 委員など

48 名 （敬称略、順不同）

委員長

若井

栄一

日本原子力研究開発機構

副委員長

柴山

環樹

北海道大学

事務局、委員村上健太

長岡技術科学大学

事務局、委員大久保

事務局、委員小畠亨司

日立 GE ニュークリア・エナジー（株）

委員

橋本

直幸

北海道大学

〃

長谷川

晃

東北大学

〃

笠田

竜太

東北大学

〃

吉田

健太

東北大学

〃

菊地

賢司

茨城大学

〃

寺井

隆幸

東京大学

〃

阿部

弘亨

東京大学

〃

叶野

翔（2020 年 3/14 より）

東京大学

〃

近藤

正聡

東京工業大学

〃

波多野

〃

福元

謙一

福井大学

〃

森下

和功

京都大学

〃

徐

〃

向井

啓祐

京都大学

〃

檜木

達也

京都大学

〃

牟田

浩明

大阪大学

〃

芹澤

久

大阪大学

〃

渡邉

英雄

九州大学

〃

大宅

諒

九州大学

〃

永江

勇二

日本原子力研究開発機構

〃

端

邦樹

日本原子力研究開発機構

〃

河

侑成

日本原子力研究開発機構

〃

山下

真一郎

日本原子力研究開発機構

〃

鈴土

知明

日本原子力研究開発機構

〃

石川

法人

日本原子力研究開発機構

成彰

日本原子力研究開発機構

雄治

富山大学

虬

京都大学

103

〃

勅使河原 誠日本原子力研究開発機構

〃

斎藤

滋

日本原子力研究開発機構

〃

生澤

佳久

日本原子力研究開発機構

〃

浅山

泰

日本原子力研究開発機構

〃

大塚

智史

日本原子力研究開発機構

〃

関尾

佳弘

日本原子力研究開発機構

〃

能登

裕之

核融合科学研究所

〃

野澤

貴史

量子科学技術研究開発機構

〃

福田

誠

量子科学技術研究開発機構

〃

西本

健太

（株）日本製鋼所〃

石橋良（株）日立製作所〃

藤本 浩二

ニュークリア・デベロップメント（株）

〃

児玉

光弘

日本核燃料開発（株）

〃

新井

拓

（財）電力中央研究所

〃

鹿野

文寿

東芝エネルギーシステムズ(株)〃福谷耕司(2019 年 1 月末ま（株）原子力安全システム研究所

で)
〃

藤井

克彦(2019 年 2 月から)

（株）原子力安全システム研究所〃

竹田貴代子（2020 年 3 月末ま日本製鉄 (株)

で）
協力者

佐々木

孔英

日本原子力研究開発機構

104

 議事録 WG-1
「日本原子力学会材料部会
ープ第 1 回会合 議事録

原子力材料分野のロードマップ」ワーキンググル◎開催日時：2020 年 1 月 31 日（金）10：00-11：50◎場所：JAEA の TV 会議システム◎参加地点：原子力機構原科研（情報交流棟南ウィング 202 室）、室蘭（日本製鋼所）、東大(本郷)、QST 六ケ所研、京都大(宇治、熊取)、北大、福井大◎参加者(順不同、敬称略)： 26 名（WG 委員）＋2 名(オブザーバ)
西本（日本製鋼所）、柴山（北海道大）、野澤（量研）、村上（長岡技術大）、福元（福井大）、福谷（INSS）、石橋（日立）、藤本（NDC, MHI）、児玉（NFD）、吉田（東北大学）、
鹿野（東芝）、寺井（東大）、若井、大久保、生澤、大塚、浅山、河、端、斎藤、勅使河原、山下、石川、鈴土（以上、JAEA）、徐（京都大-熊取）、森下（京都大-宇治）、
オブザーバ：知見（規制庁）、中筋(京都大―宇治）【配布資料：「日本原子力学会材料部会 原子力材料分野のロードマップ 2020」ワーキンググループ第 1 回会合(資料案) WG 事務局作成 全 46 ページ】
◎会合の纏め本ロードマップ（RM）は、公的な機関として自主的に作成するものとし、その主な課題設
定には 4 つの大テーマが基本的に合意された。但し、大テーマや中テーマの中で見直し(入れ替えや追加)などの検討も必要に応じて行うことが確認された。RM 作成のための作業の進め方について、多くの方から意見を反映できるように、機械学会の技術 RM の作成時に使用されたフォーム 1 と 2 をベースに、その一部を見直し、活用するとともに、国内外の参考情報を踏まえ、進める方針が定められた。また、次回会合までに中テーマまで可能な範囲で作成することとした。次に、WG 委員が貢献できる大テーマや中テーマ (主体的な役割として貢献できるもの、サポート的に貢献するものなどの意見も含め)を各事務局担当者に連絡することとした。また、事務局は、すべてのテーマをフォローするとした。特に中テーマについては、そのメンバーの中で再度確認をして定め、これらに関する RM やマイルストーン（MS）
に対して、既存技術や将来発展する技術的な観点から、精度を高めていくことが大事であることが確認されると共に、若手を含めて原子力材料分野に夢を持つようなビジョン形成の重要性が認識された。また、大テーマ及び中テーマに分かれて作成していく RM や MS については、大テーマ内および WG 全体で一歩、一歩しっかりと議論をし、より良い RM を構築していく方針とした。本日の会合で出席出来なかった方たちにも議事録、今後のスケジュールや協力テーマの依頼などを周知することとした。第 2 回会合は、３月 16 日(月)19 時から福島市内で開催することを確認し、それまでに作成した大テーマと中テーマの RM 案の内容を事前に共有し、議論することした。

105

以下に、本 WG 会合の詳細を示す(敬称略)。
各参加者：自己紹介
事務局大久保：議事次第案説明
部会長（WG 委員長）若井：別添資料（メールにて送付済み）に沿って、p.5 設立趣旨説明
部会の約 1／4 にお声掛けして、計 45 名が WG 委員の了承の経緯がある。
RM を構築する際、材料部会はいろいろな分野を取り扱うので、発散型になりやすい。このため、コアになる部分を定めることが大事（学会の全体会合でも話し合われ、事務局でも話し合った）。いろいろな部会などで RMが作成され、いろいろな形式がある。材料部会の RM としては、日本機械学会(JSME)の作成したロードマップ（RM）が良い例なので参照したい。
大久保：議次第案２，３はこの場では省略し、各自確認していただき、１，４，５，６について議論する。
以下、別添資料にそって、説明(別添資料 A を参照のこと。)

p.6 技術ロードマップ（RM)とは。産総研の関根氏が JSME 技術 RM を参照。
p.7 技術ロードマップ（RM)の役割
p.8 軽水炉の材料技術課題整理表
p.9-10 重要度が高い 21 課題（原子力学会が作成）。赤字部が材料に関係
する箇所
p.12～

ニーズとシーズなど

p.23-25 ロードマップ（RM）構築の進め方。ご意見を紹介。そして WG 事
務局内で重点テーマを検討した（p.26～28）。この表について皆さんと議論をしたい。ご意見は？
若井：補足説明。本日は、大テーマまでは決めたい。また、中テーマまで可能であれば決めたい。参加者がどの大テーマに関われるのか、検討をお願いしたい。
大テーマの人の中で中テーマの項目を必要に応じて見直してほしい。
RM の作成形式は配布資料 p.29-33 を参考にして進めたい。120 年の歴史がある JSME の技術 RM の進め方であり、これまでに頂いているご意見を基本的にカバーできる。原子炉の基盤になる設計・建設規格などが作成されている。材料に係る RM も作成されているので、非常に参考になる。
材料部会の RM を作成する際に、それを参照し、修正したい点は赤字で記載している。

106

大久保：p29-33 の JSME の技術 RM の進め方を説明。
（p.31「JSME 技術ロードマップに示される数値を」については修正が必要）
p.34-35 ４－１項 加速器技術の例（検討中）説明.

ここまでのご意見は？

若井： コメントをしたい。第一フォームについて方針案の説明。頑張りすぎて紙面が増えることによってかえって分かりにくくなる危険があるし、年数がかなりかかる可能性が出てくる。このため、文章としては要点をしっかりと書くが、簡素化する／書きすぎない／分
かりやすくする（A4 で 1 から 2 頁程度）及びそれにかかわるマイルストーン図をつける。1つだけでなくてよい。／４大テーマがあり、皆さんにどれかに関わっていただきたい。複数に関与していただいても構わない。これから忙しい時期が続くので、主なる部分と副なるサ
ポートして係る方式も良い。
大久保：p.36-

マイルストーン（MS）の重点期間と検討するべき期限の範囲などの確認
次回会合までの作業検討① 大、中テーマまでの項目立て② 各項目に沿ったドラフト案 A4 で 1-2 ページと MS 図の作成

p.38～

6．次回会合までの作業検討の進め方の説明

原科研の参加者から【質問】 フォーム 1 と 2 はどこまで適用するか？
→若井【回答】大テーマと中テーマともに、フォーム 1 とフォーム 2 で形式で行う。
藤本【質問】

最終的なアウトプットの確認で、p.37 に従来技術／進んでいく技術の両面が書かれているが、この両面が分かるように RM を作成するのか。
若井【回答】
この図の MS を構築するには、その前の所の資料の確認が必要になるが、これから 10 年で技術革新があるはず。どのような技術革新が有り得るかを長期的に考えていかなければならない。P.12-13 の技術の現状から未来のいくつかの例が書かれている。これらを参考にして、さらに調べて考えてほしい。但し、絵に描いた餅にはならないようにする必要はある。年次
展開の MS では、今いる若手が現役でいる 2050 年を超えて考える必要がある。
児玉、藤本【コメント】（添付の）オレンジの進行度になるように、つまり 10 年加速するように技術の進行度も考えてください、ということと理解。
若井【回答】オレンジの所を皆で考えてほしいという趣旨。

勅使河原【コメント】4 つの大テーマがあり、まず廃炉テーマの 1 つ目にある。これから重点してやっていくのにあたり、学生からすると後ろ向きなイメージがある。

107前向きな重点課題があった方が良いのでは。
若井【回答】廃炉を主に行っている福島では特に若手が集まっている状
況にはある。
勅使河原【質問】大テーマの重点項目自体を検討する余地はまだありますか。廃炉技術は重要である。廃炉処理は学生には後ろ向きになる印象がある。夢が入るようなそのようなテーマを取り組む必要があるように思う。
若井【回答】余地はある。この 4 つの大テーマの中でも色々なテーマを取り扱うことになる。廃炉関係も大テーマ 1 には入って、WG 委員でも直接かかわっている方がいる。JAEA 福島は年齢層が若い状況にある。大テーマは大つかみの意図で、この付近が良いと思っている。4 つの大テーマ
内には、類似した技術開発テーマがあるが、やや縦割り型になっている感がある。横の繋がり、連携も広めることによる相乗効果や技術革新などを期待している。大テーマ４つの相互の連携もありうる。廃炉研究でも FEM
解析なども含めて、基礎的な所、シュミュレーション解析なども含めてやられている。
山下【コメント】まずはグルーピングの中で大テーマの枠に人を張り付
けて、最終的に魅力的になるように作っていけば良い。ここのステージはスタートの所なので、作成過程、最終形で魅力があるような形にしていけばよい。纏め上げられる RM はメッセージ性も含めて、国などの予算取りや若手人材の確保などの多目的のアウトプットとして使うことになる。
若井【回答】勅使河原さんのコメントや山下さんの補足は、尤もなこと
でそのように進むようにしていきたい。
寺井【コメント】 RM 作成はステップバイステップで作成していくもの。RM を作っていく中で議論してバージョンアップしていく過程が重要である。最初から完璧を目指さなくても良いと思う。グループの中でご議論していただいて合理的な内容を作成して、それを上の全体で議論してより良い形に修正をかけて、構築していくことが大事。
鹿野【コメント】 大テーマ No.2,3 は、重なる部分が多い。大テーマ２と３は人を流動的に交流できることも大事。纏めても良いのではないでしょうか？ また、そのままとしてもメンバー入れ替えも自由にできるようにした方が良いのではないでしょうか。
若井【回答】大枠で捉える場合、No.2,3 はまとめても良いかなとは思っている。中テーマは残しておきたい。纏める方向にするべきか？
森下【コメント】１は廃炉、2 は先進炉（や革新炉）、3 は原子炉の保全、システム安全のための高経年化対策。3 の中の核融合は 2 に入れるべき。
2 と 3 は別のように見える。4 は基盤技術。

108

1 は廃炉、２は先進炉、３は原子炉の安全・保全技術、と理解できる。4 つに分けると理解しやすい。
若井【補足】そのような観点で 4 つに分けた経緯もある。また、高経年化の検討は軽水炉に限らない。共通的な部分もある。また、60 年延長な
どは経済的な観点もあり、ボリーム的にも結構ある。
鹿野【コメント】２は材料的アプローチ、３はプラントアプローチと理解した（だから重なると思った。
）ので、一緒にしても良いと思った。森
下さんの考え方でも、理解できる。既存炉とそうでないものと分けるのであれば、4 つの分類でもよい。
森下【コメント】３つか４つかについてのこだわりはない。福島の廃炉の RM は別にあるが、2040-2050 で終わるもの。2 つ目の革新炉は 2040，
2050、またはそれ以降。40 年、60 年問題はもっと早い段階で 2050 前に、高経年化を議論しておかないといけない。そういう意味で 4 つのテーマ
は時間スケールの意味でも、２，３，４は違うものという気がする。
野澤【コメント】 今の議論で非常に納得したものは、材料課題を飛び越えた課題がいろいろと含まれている。３に核融合炉があるが、2 の方がなじみがある。核融合中性子源としては４になる。安全性という意味では 3 の議論に入れることができるだろうが、まだ時期早々の感があり、少し整理が必要である。
また、核融合についての RM の所は、国の核融合 RM があり、それに沿う形で整理していくのが第一ステップとなる。
西本【コメント】 保全の観点で２，３を分けるのであれば、それでよいと思う。
徐【質問】材料部会の RM は国から依頼されたものか。RM のとおりに行くかどうか、何で担保されるか。お金の確保とか、国の意に沿わないと、その通りにならない。
若井【回答】

重要なコメントで、皆さんが気になる点でもある。我々が作成する RM は公的な機関としての材料部会で作成することになる。企業のような利益直結のような、より明確な RM を作成できない。P.7 に概説が記載、活動のビジョンや戦略を立てるのが大事。アウトカムを何であるのかを考え、作成するのが大事。RM は、定期的にアップデートすべきもの。5 年後、10 年後に則したものであるのかなどを確認する必要がある。原子力学会(経済産業省と一緒に作成)の RM は軽水炉の 23 課題に限定されていて、テーマも限定的ともいえる。もう 1 点は、各部会がアップ
デートしている時期。福島事故があって、社会に対して信頼性回復が必要。
自主的に発信すべきもの。これはここ数年に始まった話ではないが、最近、RM 作成の意見が急激に加速化したい状況にあり、材料部会にはそれ自体の RM がない状況は良くないため、この契機に皆で考え、作成したいとい109

うのが趣旨になる。
徐【コメント】了解。
藤本【質問】

意思の確認。日本国内だけでなく、国際的なニーズなどを確認して進めていくべきものか。海外での参考できるものはないか？

纏めの時に日本だ

けでなく、海外での事例を参考にして纏めることで良いか（確認のための質問）
若井【回答】外国の進め方についてもそれぞれの RM と国との関係なども示された例が機械学会の参考資料などでも確認できる。また、P.13 の例：

米国 2019Nuclear Energy Enabling Technology programs などでは原子力イノベーションが MEXT で紹介されていて、外国の動向や例を参照しておくのも必要。
藤本【コメント】国内だけでなく、海外の事例も参考に進める事で了解。
福谷【コメント】 4 つのテーマは良い、「既存炉」のキーワードがない。既存炉は大テー
マ３の分類．と理解。核融合の長期運転はそぐわない状況と理解。全体的には良く話ができている。他分野の課題についても、次回まで、マイルス
トーンなどの話が纏まっていくと良い議論ができる。
福元【コメント】

先ほど、こちらのメンバー達で話していた。「再処理」のテーマとか、既存炉の廃止措置などでの「廃炉材料の活用」の議論を盛り込んで、１や４のテーマを充実させておいた方が良い。
若井【回答】中テーマ１－４あたりが近い技術か。どこまで入れるか、検討したいところ。再処理をメインに取扱う JAEA サイクル研所属の生澤さんから少しコメントを。
生澤【コメント】東海の核サ研に所属している。自身は高速炉のプロト
二ウム関係を主な業務としているが、事業所内では東海再処理で関係者が多く居る。核サ研では発電所とは異なるものを取り扱っている。1－4 の廃止措置のプラントで関連したものとして「再処理」を取り扱う事も有り得る。
若井【コメント】再処理まで（テーマとして）考えていたりするが、材料部会内の部会員に、そこまで主で関わっている人がいないのが懸念事項であった。大テーマの中で無理の範囲で協力が進められると良い。
また、自分自身も現在、加速器分野だが、廃棄物処理まで関与している。
研究用の廃棄物は JAEA が担当。高レベル廃棄物の廃棄方法は構築できていない現状。J-PARC サイドとしては今後の課題と認識。加速器分野でもトリチウムの処理技術については大きな課題。核融合や廃炉の研究にも共通するところになり、協力していきたい点でもある。
柴山【コメント】エンジニアリングの所は十分に議論されている。重点領域で、最後の方で、110

他部会との連携（4-4）、人材育成、アウトリーチ（4-5）は、どこまでを目標にするか。おまけになってしまわないようにどこかで議論しておきたい。
若井【回答】人材育成は多くの機関から必要性の声が上がっている。アウトリーチは、東北大笠田先生から意見が出されているので、4-5 はいろいろな機関の協力の下進めるべき重要課題。一機関ではどうしようもない問題であるが、人材育成は、すべての機関で取り組んでいる重要な課題。原子力学会材料部会の学生メンバーが昨年度に比べて減っていて、懸念している。ア
ピールを含めてやっていく必要があるだろう。
河【コメント】 例えば、1-4 の中身と 3-1 の中身が被っている部分ある。評価、手法などに関して脆化予測など、テーマの入れ替えの話もされていた。自分がどこを中心にやっていくか、悩む。
若井【回答】 重複はいくつかあると思う。複数テーマにまたがって
担当は可能。主をまず選ばれて、サポートとして副も選んで頂いて、その中で話し合うこともでき、（また、知り合いを増やして頂くの）も良いでしょう。主／副のような形でも良い。中テーマのところまで考えてほしい。
若井【コメント】次回会合について
春の原子力学会の会期中で、材料部会会合や講演、及び関連する部会の会合を考えると、3/16 の夜しか空いていない。19：00-福島市内の会議室で開催予定(福島駅から徒歩 15 分の所)。会場を２つ仮予約している。人数次第。次回会合までに各中テーマまでのドラフトを各グループの中で作成して、約 1 週間前にそれを WG 委員全員で回覧、当日、詳細な議論を寺井先生のコメントのように進めたい。
今日、各自が関わるテーマを表明してください。メールでご連絡を。
大久保【コメント】大テーマをまず確定させる必要。
テーマ１は廃炉関係。そのままで良さそう。テーマ２は、革新的な材料、先進炉。核融合はこちらで読んだ方が良いのでは。テーマ３は炉型に限らず保全。既存炉、高速炉、革新炉もここで読むことにしたい。テーマ４は基盤技術。4 つのテーマについては、このような大体のところで捉えて頂ければと思います。まず、どこに大テーマに協力するかを決めて頂き、その中で中テーマの所の話を進めてほしい。
石橋【質問】

メーカから来ている。また会社代表として来ている。個人としては専門分野が限られるので、自分の背景だけでなく、企業としても RM 作成に貢献できる。本 WG への協力の仕方は、このようなスタンスでも良いか。
大久保【回答】むしろ、その方向の方がより良いと思います。
（皆さんも同意）。

大久保【事務局連絡】協力できる大テーマについて、各自の連絡先は、各事務局

111

大学は村上先生へ。原子力機構は大久保へ。メーカ、QST は小畠さんへ。
今回の参加者は、今日中に。貢献できるテーマ名を表明下さい。文案もあれば、併せてお願いします。欠席者の人は、今日の議論を踏まえた内容を伝えた上で、メールで依頼します。
若井【連絡】

グルーピングもしていかないといけない。リーディングする人も必要になる。4 つの大テーマは事務局でフォローする。
次回の会合までに、大テーマ／中テーマ、フォーム１，２、MS（マイルストーン）の図を次回までに作成することが目標。可能な範囲で、どこを重点していくのかを考えて作成する。出来上るもの、作成中の途中のものがあってももちろん良いでしょう。ある程度、フレキシビリティを持って有効なものに構築していくことで良いと思います。

生澤【コメント】再処理が中テーマに上がっていない。TRU 廃棄物などが、部署として関与できるので、提案したい。中テーマの中で入れていく方向で良いですか。
若井【回答】そのような方向で良い。原子力分野の発展のために、可能な範囲でご協力をお願いできればと思う。
藤本【質問】効率的にするため、具体的にどのような形に作成するのか。
次回の会合資料作成のためにも、参照する有効になるものがないか？
若井【回答】機械学会の参照できる例があるので、MS（マイルストーン）も含めて、送ります。それぞれのテーマに則した形で構わない。意見を出し合って要点を纏めて頂きたい。
勅使河原【コメント】事務局へのお願いとして、大テーマ、中テーマに対して担当ごとの人が決まったら、連絡して欲しい。
若井【回答】WG 委員全員に金曜日まで連絡。
寺井【コメント】 今、話し合った内容で良いと思う。ON スケジュールでいつまで何をするのか返事をするか？

時間スケールと今回の議論の内容、今後方針を含めてメールで共有すると良い。
若井【回答】拝承。状況報告も含めて、議事録を作って、WG 委員全員に金曜日まで連絡します。このような形で協力の依頼をしたい。
寺井【コメント】了解
大久保【事務局連絡】次回の会合の確認。2 月 7 日までに参加の可否のご返事をお願いしたい。p.43 原子力学会期間中、日時：令和 2 年 3 月 16 日（月）１９：００－２０：４５
場所：ラコパふくしま ５F

A（または B）会議室 (TEL:024-522-1600)

住所：福島県福島市仲間町 4-8
2/7 までに出欠の回答を事務局の方にお願いします。
以上。

112

議事録 WG-2「日本原子力学会材料部会
ープ第２回会合 議事録

原子力材料分野のロードマップ」ワーキンググル◎開催日時：2020 年 3 月 23 日（月）10：00-12：30◎場所：JAEA の TV 会議システム◎参加地点：原子力機構原科研（情報交流棟南ウィング 202 室）、東大(本郷)、QST 六ケ所
研、京都大(宇治)、東大（東海）、他◎参加者(順不同、敬称略)： 24 名（WG 委員）+オブザーバ 3 名
小畠（日立 GE）、柴山（北海道大）、野澤（量研-六ケ所）、村上（長岡技術大）、石橋（日立）、児玉（NFD）、吉田（東北大学）、寺井（東大）、若井、大久保、生澤、河、端、斎藤、山下、石川、鈴土、生澤（以上、JAEA）、森下（京都大-宇治）、阿部、叶野（東大―東海）、吉田（東北大）、鹿野（東芝）、波多野（富山大）
オブザーバ：佐々木（以上、JAEA）、2 名（京都大-宇治）【配布資料： ロードマップ担当、ドラフト版の大テーマ 4、中テーマ 1－1、1－2、1－3、
1‐4、2－1、2－2、2－3、3－1、3－2、3－3、4－1、4－2、4－5】
概要：

第 1 回会合を踏まえ、第 2 回会合に向けてロードマップのドラフト版の作成を目指していたが、大テーマでは 1/4 の提出率で、中テーマでは 13/16 であった。本会合では提出された資料に基づいて、それぞれの説明がなされた。また、提出がなかった資料は、大テーマ
1，2，3、及び中テーマ 2-4、4-3，4-4 であり、提出された資料でも作成途中のものもあった。個々のドラフト版の完成度については、内容の検討を進め、評価がかなり進んでいた資料もあったが、全体的に大テーマの内容やその下の中テーマで評価するべき内容などに関する議論やその詳細な評価が進んでいないことから、それぞれの中テーマの内容や相関関係や境界設定などが、まだ多くの整理や調整が要する状態であった。また、それぞれの評価
内容が十分に進んでいないため、関係する参照資料の情報についても全体的に準備できていない状況であった。いくつかの資料では、材料部会で作成されている軽水炉の課題表を活用し、それに肉付けに関する方向性が示された。3 月末までに全体ドラフト版の作成は、厳しい状況であり、まず、それぞれのテーマで近日中に内容の更新を行った後、もう少し時間を設けて、RM の目標設定の再検討も含め、大テーマおよび中テーマの内容の整理が全体的に要することが確認された。それぞれの資料は見やすい形の、パワーポイント形式で作成することが確認された。なお、必要に応じて専門家の協力要請は必須であることとした。
以上を踏まえ、事務局では、大テーマ、中テーマの連携、システム、材料学的、技術の観点などから、全体的な整理の仕方を整理して示すこととした。また、3 月末までにドラフト版を纏めるのはできる範囲内になるので、その点はご了承のお願いをした。

113

以下に、本 WG 会合の詳細を示す(敬称略)。
部会長（WG 委員長）若井：
ロードマップ（RM）作成状況についての説明。作成状況は本日配布した通りで、大テーマ 1，2，3、及び 2－4、4－3，4－4 はまだ作成中。4－4 について、それぞれの中で記載するか？原案のように 4－4 のままで行くかを皆さんとご相談したい。
阿部：

RM が誰に見られるか、どう活用されるかを考えた時に、4-4 は独立に作っていた方が良く、他テーマに紛れてしまわないように残すべき。外から見られた時に、材料部会はどう考えるのか、戦略的にも残しておいた方が良い。

若井：

拝承。大テーマ２は、材料から見渡す、大テーマはシステムから見渡すことにしている。オーバーラップしているテーマ項目があることは認識している。それぞれの内容もしっかりさせる必要がある。

森下：

まだ、個別に考えた状態のものになっている。他テーマとのバウンダリを見極めたい。

野澤：

どのレベルで、聞き手のレベル、どの程度各論に入るか？RM をまとめるのか検討した上で、それに合わせて項目を見直すべきで、それに合わせて内容を修正していく予定。

若井：

2 と 3 に対する核融合関係に関与して頂ける人として、キーパーソンが不可欠であり、QST の那珂研の ITER で福田さんと六ヶ所研で原型炉で野澤さんを通して、それぞれの課題が対応できる人をお願いしている。核融合
研からは能登さんに協力してもらい、対応を取れるようにお願いをしている。

石橋：

福島のことをまとめることになるが、国の廃炉の中長期ロードマップに併せて進めていく予定。2－2 の軽水炉の材料開発テーマとかぶる部分はあり、議論をしていきたい。

鹿野：

3-2 担当であるが、3-1 と 3-3 との連携重要。仕分けと連携を取りながら
進めたい。

若井：

分けきれない部分があることは承知してこれらの点は議論を続けたい。

小畠：

4-2 を担当しているが、他のテーマのリンクして考えていきたい。大テー
マごとに中テーマの内容を整理していくことが重要である。

村上：

大枠の枠組みとして大まかには OK だが、細かなことを言えば、時間スケールとして、短すぎるものと長いスケールも必要。

以下、中テーマ担当者の説明、QA、コメントと続く。

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1-1【1F 廃炉作業を効率化する】（石橋説明）Power point に沿って説明。将来の社会や他分野に対する展望の所の内容については、世界に発信してきたい点で皆さんのご意見を伺いたい点がある。トレンドグラフには廃炉の中長期 RM にきさいされている 2030 年初期までのポイントを示している。
若井（コメント）
・トレンドグラフ、代表的な年表になる。
・必要な技術が盛りこまれている。
・それぞれのニーズ、ブレークスルーなどのポイントが書かれて
いて RM のベースとして適切。
この 1－1 の形式を参照にして纏めてほしい。もちろん、これ以外に付け加えたりしても構わない。第 1 回 WG 会合で本 RM の作成形式は、機械学会の RM の形式をベースにして進めていこうということになっている。
1-2 【1F 事故進展の詳細を把握する】阪大の牟田先生達がフォームに従い、端的に主要なポイントを纏めている段階。追加事項等のコメントをほしい。
1-3【1F 事故の知見を活かした現軽水炉や革新炉への燃料材料の開発】（山下説明）
Power point に沿って説明。JMTR の廃炉、外国のハルデンの廃炉も決まっていてこれによる影響や対応を考えていかないといけない。
キーパラメー
タでは、他の炉系も検討しておきたい。
若井（コメント）・関係する資料の用意をお願いしたい。
・技術成熟度はどのくらい準備されているか？
⇒（山下）2016 年 3 月の時点で評価され、毎年アップデートされている。
資料については、共有化できるかどうかは確認を取らないといけない。
若井、石川（コメント）
・第 2 フォームでの比較的短期と中長期的に実用化が見込まれる新型燃料概念があるが、どのような考え方や根拠、技術の根拠の検討をお願いしたい。どのような形で進めていくべきか？具体的な内容を示されるか？ブレークスルーのために何が必要なのか、知りたい。
⇒（山下）関係するメーカも含めて、確認を取りたい。
阿部（コメント）
・具体的な材料の固有名詞は皆すでに分かっている。具体的な材
料を書かないと魅力的な RM にならない。
山下（回答）115

・具体的な材料を提示できるかどうかは関係者と要相談。
若井（コメント）
・参考資料はマストではないが、次の世代の人達にも分かるような形でお願いしたい。調整できる範囲で明確化をお願いしたい。
・海外の動向も含めて、どのように進めていくのかがよいのかについても記述があった望ましい。4－1 にも係るところ。
1‐4【廃止措置プラントの知見を活かす】（INSS 藤井

代理若井）材料部会の軽水炉の課題表を活用し、それへの肉付け等に関する展開の方向性と重要性が示されている。資料のような整理中で、ご確認とコメントを求めたい。
2-1【高温強度】（野澤説明）
・データの質を高めることが重要。横断型テーマとして考えていく。経験に基づいて纏めている。
「さらなる高温強度」という視点は少し違うと思う。材料の「信頼性」(robustness)高めていくのが最近の研究の支流、トレンド。
・そのためには、データの統計的裕度や信頼性を高めるともに、「実環境での」照射データ整備と拡充が重要。照射試験炉の場が国内に今できない状況。
・高経年化なども関連している。核融合で注目している 1 つの点は、IAEAの活動としても微小試験片試験技術の開発を進めている。規格化を目指している。ASTM にも相談している。関連する技術として、他の連携も含
めて取り組んでいる。
・材料の高性能化という視点で本パートを纏めている。使用環境に鈍感な炉バーストな材料開発。高経年化に関しては、長寿命化等のキーワードな
どを入れている。事故のノーマルでない場合の対応も入れている。高温強度では薄膜化の視点も重要である。既存材料と新材料、先進材料も入れているが、なかなか実用化へ加速に繋がるわけでもない。構造設計規格なども作っていかないといけない。高性能化に関して、機械学習を取り組んでいくのは良いが、それで材料部会としては良いか？
新技術の視点で高性能化を果たすことは良い。実用化のステップとしては良い。ITER に機器を持ち込もうとした時、フランスの原子炉規格で TIG
溶接のみが許される。EB も含めて選択肢を増やせる信頼性を構築させていくことが重要であり、今後の課題として考えている。３D プリンティン
グ技術については、これまでの鋼とは違う特性になっているので、受け入れられるかは課題であるが、うまくいけば加速化させる可能性はある。こ
れらの新技術は材料部会として位置づけはよく考えるべきである。

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（JAEA 大洗研から高温ガス関係者の佐々木氏がオブザーバ参加）
若井（コメント）・3D プリンティングは、材料部会としてきちんと考えないといけない新技術の１つである。昨年、行われた日韓セミナーでも韓国の原子力学会の方が３D プリンティングの新しい取り組みとして原子力機器の試作の報告あった。日本では鉄系の応用が遅れている感がある。航空機関係では Ti 材などが先行している実績ある状況と認識している。
鈴土（コメント）実環境試験だとどうしてもデータがスペース（希少）、一方で統計性を重視するとなるとデータが必要なので、２つは矛盾する方向性。
野澤（回答）核融合軽水炉では中性子スペクトルが違う。軽水炉のデータを積み上げても評価が難しい。このため実環境の評価は重要。高経年化はサーベイ試験として、微小試験片による評価で信頼性を高めていかないといけない。SP
試験の規格も整備されたところである。実環境にこだわる必要があり、大事な視点である。実環境とは、実機での試験とは限らないで、スペクトルや温度を模擬した試験環境を考えている。
2-2【耐腐食】（代理、生澤説明）RM 作成の進捗について説明。課題を 2 つに絞っている。高速炉
用材料と溶融塩用材料に分けて整理している。軽水炉の関連する所の仕分けをよく考えていきたい。
石橋（コメント）・担当の 1 人として協力している。耐食性材料として、耐 IASCC
材料、高燃焼用材料、事故耐性燃料材料での耐食性の観点はある。
このような材料は 1-3 の燃料被覆管材料、3－1 の高経年化、3－2 安全性、効率化の向上の所で、材料開発などで重複する。連携は重要であるが、他テーマで何を記載するかの合意が必要。
若井（コメント）・材料開発の視点は？

研究開発の「課題」を提示してほしい。

鵜飼先生が居た時からずっと研究が続けられている。この他に大洗の高温ガス炉に関してコメントをお願いしたい。
佐々木（コメント）
・高温ガス炉関係では実用化に必要な材料開発は ongoing で進んでいる。高燃焼度データ取得や経済性を高めるために照射データ取得をするのが課題。
若井（質問）：国内炉が使えない状況で海外炉での試験を求めているのか？
佐々木⇒海外炉でカザフスタン炉において高燃焼度のデー
タを取るのが大事。

117

若井：

IS プロセスで課題は？高温ガス炉の材料の評価において既存の材料だけで大丈夫か？ 商用炉ではどうか？
佐々木（回答）
・IS プロセスでは、配管でセラミックを使っている。これに代わる高耐腐食金属が検討されている。
商用炉の方では、チャレンジングな研究課題として検討しているのが、被覆燃料を固める母材、黒鉛を使っているが、これに代わるトラブル時の耐火性、耐酸化特性を高めるた
めに、JAEA では SiC 材料が検討を進めている。事故耐性燃料では、他とも類似した、共通する開発項目になる。
若井（コメント）実証炉、商用炉に区分して材料開発や評価の観点で記述してほしい。
2-3【照射影響】（生澤説明）Power point に沿って説明。今、専門の領域の所で、高速炉関係からまとめている。他の所で協力が必要である。高速炉の照射影響の所では燃料被覆管の開発が最重要である。内容として、炉型ごとにまとめていくのが良
いか、材料ごとにまとめるかなどを思案している。同じフェライトの分類でも色々な材料があり、どのような形で纏めていくべきかを、皆さんからご意見を求めたい。
若井（コメント）
・まず、大テーマ 2 の所での説明が必要である。それに沿った形
でそれぞれを纏めていくのが良いと思われます。共通課題や技術課題を示していくのが初めに大事。
炉ごと／材料ごとの使用環境がある。これに関連して、温度、照射 flux などはシステムごとに違うので、これらに対してうまく課題を抽出できないか。例えば、ここに示されているシュミュレーションでは、何をどのようにすると、何かどのように良くなっていくのか？を示して頂けると良い。まずは一番精通している所を整理して、他の方にも協力して纏めていってほしい。
3-1【高経年化】（森下説明）
Power

point に沿って説明。高経年化なので、2050 年ぐらいのところまでを想定して、原子力フェードアウト問題に対して、高経年化の評価をどうするか？40 年規制などがある。この問題は原子力をやっていきたいが、このために保全技術の高度化をして再稼働を増やせるようにしている。
安心、安全にすることによって国民の理解を得ることが大事。保全には 3要素があり、状態監視、劣化予測、補修技術である。これらのキーパラメ
ータまで整理できていない状況である。対象とする技術で、例えば、非破118

壊検査がある。予測精度などもその 1 つである。補修交換も。モデリング技術も。Validation 技術。などが 2050 年までにどのように進めていくべ
きか。1 つ目の点は、試験片の再利用や微小試験片試験技術、2 つ目の点はデータを統計的にどう活用するか、AI も含めてどう取り入れて対応するか？

3 つ目は。リスクベースで保全をどう最適化するかが必要。全体

として原子力の人材育成も必要。3 つの観点から評価して健全性を纏める思案を示している段階。劣化予測では、モデリングなどから予測精度を高めるものを 2 つ目に示している。統計を使って、実験評価を含め、予測精度を高める。ここで、計算機シュミュレーションの所では、理論及び理論を補う機械学習がブレークスルーになっていく可能性がある。このような観点の内容を整理していく予定である。
若井（コメント）・1 つ目の状態監視や補修技術については、他の協力をして進めていく必要がある。健全性を縦軸にしているので、このあたりをうまくまとめていけると良い。
森下： すみわけの所が良くわかっていないので、その辺を整理してほしい。具体的には 3－1 と 3－2．
若井：

拝承。

3-2【安全性、効率の向上】（鹿野説明）Power point の 4 頁から説明。安全性と効率は相反するものともいえる。
安全性の向上に貢献できる技術の開発についてはシナリオを考えないといけない。2 つ目の所のニーズでも具体的な所にあてはめないといけない。
3 つ目のキーパラメータでは、小型化したり、別の試験方法を考えたりしたり、色々なデータベースが必要。実証のメカニズムも必要。3－1 と重なるところもある。4 つ目の将来の所では、まず 2 つをしっかりさせたう
えで新型炉建設に繋がる展開を考えている。纏め方の図では考え方は森下先生とかなり近い。RM 作成時に、2 ページ、3 ページに戻るが、ここを経ないといけない。出来るものとできないものがある。例が事故耐性燃料である。安全性の領域をどこまで示すべきか難しい。区分けの仕方が難しい。予測可能も高経年化にも入るものである。起こるかどうかわからないものを検査技術などが対応する。2 ページで示した上位の束ねの考え方である。3 ページで効率向上に運用で長寿命に繋がる。機能は熱・エネルギ
ー、廃棄物低減になるが、このように並べていくとどこまでこのテーマの中で纏めて整理するかが課題となって見えている。
若井（コメント）仕分けの件は了解。炉システム工学／材料設計、それぞれの研究者間の知識のアンバランスがある。橋渡し的な事も課題であって、また、安全性、施工や技術力を上げていかないといけ119

ないのが鹿野さんのご意見として理解している。
鹿野（回答）そうです。どこかで切り目を入れないといけない。課
題範囲が幅広くなりがち。線引きが難しいことがテーマ内容の整理
で現状の問題になっている。
若井（コメント）3－2 では、初めに材料とシステム工学、炉設計とのリンクを纏めていかないといけない。
鹿野：了解。
若井：3-1,3-2,3-3 をすべて出してみて、全体をよく見てから区分けしていく、というステップを踏んでいきたい。
3－3【その他】（福元、代理

若井）

福井大の福元先生が取りまとめをして、良くまとめている。
４【研究基盤を持続かつ発展】（若井説明） 図の考え方の概略を説明。
4-1【照射技術や加速器標的技術】（阿部説明）
Word 文書に沿って説明。纏めの流れを示している。ニーズなどを整理している。
中長期などの課題も纏めている。工学的な背景、色々なプラントに対してどのような材料開
発ニーズがあるか？さらに、現行技術の整理と新技術が何か？

何人かの人のコメントを反映している。
4-2【製作技術や AI 技術】（小畠説明）Power point に沿って説明。STEP－１では従来の RM／課題票を整理。STEP－２で、各機関の研究・開発（課題・対応）状況を、ギャップも含めて整理中。STEP-3 で 2020RM 検討をフォームに沿って整理中。他の部会との連携も含めて良く検討する必要がある。
原子力学会の軽水炉の技術 RM と材料部会の軽水炉の課題表を活用し、それに肉付けに関する方向性が示された。
4-5【人材育成など】（笠田、代理 若井） 東北大の笠田先生が取りまとめていて、進んでいる状況。原子力人材育成ネットワーク戦略 RM を主に参考している。
会議総括（若井） 今年度までにドラフト版が目標。今週中に、更新したものを事務局へ。
来週にまとめて配信予定。
最後にコメント
阿部： ステークフォルダーの指定は？
若井：例えば 1-1 のフォームの形で、第一フォーム、第二フォームの形でまず、それぞれを揃える必要がある。全体の形としては、最初にイントロダクシ
ョンとして WG 設立説明と RM の作成の方法、大テーマ、中テーマの第一フォームと第 2 フォームを並べ、参考文献や引用文献、議事録の形で一端、整える予定。その後、どのように完成形に持って行くかを皆さんで確認をする形式で進めていきたい。
寺井： 気が付いた点がある。ロードマップには、色々な整理の仕方がある。炉型やシステ

120ムごと、材料の種類の区分けの仕方、使用する分析技術や照射技術など、色々な整理の仕方がある。それらを全体的にどのようにアレンジしていくかが重要なポイントである。同じ材料でも、章ごとに別の切り口があり得る。それぞれの章ごとに切り口が異なっても良い。ロードマップ全体の構造をどうするかをよく検討してほしい。私としては座長が取りまとめられたものに目を通して必要に応じてコメントをしたい。
森下：

纏めるスケジュールがかなり作業が急な印象であり、それは仕方がないことか。

若井：

年度末で皆さん、忙しいこともあり、可能な範囲で進めて頂ければと思う。

野澤： 全体テーマの方でも、また、中テーマでも重複がある。一通り、中テーマの整理をして頂くのが良い。ボトムアップでなく、トップダウン的に（重複を）整理していく、というやり方がありうる。また、作成の形式は 1－1 を参照して、power point
形式で今年度纏めていくと良いか？
若井： 全体的なテーマ整理については拝承。Power point 形式でそれぞれを今年度纏めて頂きたい。それを基にエクセル形式の全体のものは事務局側で別途、作成したい。
石橋： 事務局の方で纏め方について整理して頂いて、大テーマと中テーマのコメントを早く受けて、修正と整理を進めたいので、よろしくお願いします。
若井： 拝承。まず、大テーマの大枠をよく検討して、重なりや連携も含めて、交通整理したい。
鹿野： 大枠での、課題項目の整理がほしい。
小畠：

他のコメントのように進めていきましょう。

波多野： 核融合に関しては、その RM があるので、それを参照して連携していければ良い。
機能性材料など枝葉が広がりすぎるものは整理して、構造材料等の幹になる部分
を中心に纏めていくのが良い。
村上：

事務局内で議論して大枠を纏めていきたい。

児玉：

大テーマの内容をまず、しっかりと整理した方が良い。

事務局： 大テーマ、中テーマの連携、システム、材料学的、技術の観点などから、全体的な整理の仕方を整理して示すことにしたい。3 月末までにドラフト版を纏めるのはできる範囲内になるので、その点はご了承をお願いしたい。
以上。

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議事録 WG-3（その１）
材料部会 原子力材料分野のロードマップ第 3 回 WG 会合 議事録(第３回は出席者の都合に合わせ、２回実施)【日時】2020 年 7 月 27 日（月）13：30～15：50【場所】Web 会議（Zoom）【出席者】出席者（敬称略、順不同）20 名（＋オブザーバ参加 1 名）：
阿部、近藤、橋本、福田、藤井、能登、端、檜木、吉田、福元、芹澤、山下、斎藤、
菊地、牟田、藤本、
事務局：村上、小畠、柴山、若井
オブザーバ：知見【資料】
1. 材料部会 原子力材料分野のロードマップ 2020 第 3 回 WG 会合
2. 課題整理表レベルの情報整理の方法（資料 1 の補足資料として掲載）(注記：資料 1 Page7 の問題提起部につき、「本表の見直しについては、、、」の一文を削除する。また、用語を「高燃焼化」→「高燃焼度化」に修正する。)【議題】
1. 参加者の確認
2. 資料 1 による説明
3. 資料 2 による説明
4. 意見交換、総合討論
5. まとめ【要点】
1. RM の活用のされ方と意味（意義）に関する議論につき、背景として材料 RM が無いこと
によってもたらされた影響が色々な所（例えば、JMTR は IASCC と Mo-99 関係の評価で再稼働したが、その後、廃炉が決定。福井地区では、もんじゅの後の試験炉の計画があったが、これも縮小へ）で出ている状況が提示された。そこで、各分野の課題について、
RM を使い、その重要性を議論して共通化させる事、つまり見える化させることが重要であるとの指摘があった。特に、中立機関として、分野で取り組むべき重要課題があることを国や世間に示すことに意味や意義があるとの意見が出た。
2.

RM 構成に関する議論として、RM 構築の際に、他の部会 RM や他分野の RM の参照とリンクを図るように進める重要性が指摘された。現在の計画では、他分野 RM との連携を材
料 RM の構成として取ることとしている。

3.

RM 作成の進め方とスケジュールに関する議論として、RM の対象については、ターゲッ
トを絞り込み、課題対応のスケジュール感も含め、その内容の議論を引き続き行うこと。
また、この中で材料の技術課題表の更新と拡張を踏まえながら、並行して勉強会（関連する専門家との議論をする機会）等を設けて、RM に反映させること。RM のゴールの形

122

は、例えば、1 枚紙のポスターのように見やすいもの、分かりやすい形式がなるべく良く、この点は、色々な RM を調べた結果、例えば機械学会の RM 形式が簡潔で分かりやす
く、システムが多岐にわたる材料部会には合っているとの意見が出た。
4.

経産省がマテリアル関係に新たな予算をつけようとするなど、材料にとっては追い風の状況もみえてきている。うまく考えるとネタ出しや DB 整理という所にも予算化の可能性がある状況であり、このようなことも RM では考慮したい。

5.

今回の議論でまとまる方向性の意見も多く出たと思うので、引き続き、皆さんのお力をお願いしたい。

【議事メモ】(1) 事務局から WG 委員へ、
「資料 1：材料部会 原子力材料分野のロードマップ 2020 第 3 回
WG 会合」（以降、材料 RM）を用いて、(a) 材料 RM の構成、(b) 材料 RM の課題の分類とまとめ状況、(c) 技術課題表の更新と拡張の進め方(案)、(d) 前回までの WG 議論で検討した課題の対応を説明した。また、今後の活動として、個別グループでレビュー会を開催して議論を深め、11 月までに材料 RM を完成させるスケジュール(案)を紹介した。
主な Q&A、C&A は以下の通り（Q：Question、A：Answer、C：Comment）。
Q：なぜ、材料 RM が必要か。
A：他の色々な部会には RM があるが、材料部会には材料 RM が無い状況。
Q：原子力学会から言われているか。
A：言われていない。あくまでもボランタリーな活動との位置付け。
Q：材料 RM はどのように使うか。
A：どう使うかを含めて議論したい。
Q：議論する対象は決まっているか。
A：議論すべき枠を本日決めていきたい。
Q：材料 RM の使い方は決まっていないということか。
A：いろいろな意図があるので使い方を明言できない状況。
Q：どういう方法で材料 RM を運用するのかを決めないと議論が深まらないのでは
A：それを本日の会合で議論したい。
(2) 事務局から WG 委員へ、
「資料 2：課題整理表レベルの情報整理の方法」を用いて、(a)テーマ選定した趣旨、(b) テーマに関する研究開発、(c) 何がわかっていないか、(d) い
つ頃までに実施するか、について紹介した。また、作業主体（含む、課題整理のイメー

123

ジと勉強会の活用）とスケジュール案を説明することで、まずは材料屋で課題の認識合わせが重要であることを提示した。主な Q&A、C&A は以下の通り。
Q：認識合わせとのことだが、RM というと横軸は時間のイメージがある。時間の精度はどの程度まで要求されるのか。
A：10 年、20 年、、、といった単位で見るのではないかというイメージを持っている。エ
ネルギー基本計画の話とトーンを合わせる場合、材料研究は 10 年単位で工程が引かれると思っていて、まわりの計画からずれないようにしたいとの感触。
Q：10 年、20 年、30 年、、、を考えた場合、政府の安定性との関係になる。現時点でどうしたいか、という整理はどうか。
A：まだ、全体で合意された意見では無いが、材料研究開発のクリティカルパスはもう過ぎていると思っている。現在の材料屋は 20 年後に 1/3 も生き残れないのではないかとの危機感を持っている。
C：現状、どうなっているか。10 年後に向けてどうすべきか、を整理することが必要であり、それを具体的にどういう方式で進め、もし何もしなかったらどうなるか、を纏めるのが材料 RM 会合の目的の一つ。いろいろな政策はあるが、原子力に係る政策については 2050 年までカバーすべきでは。そのうえで、近いところから 10 年後までに何をすべきかを纏めるイメージ。中テーマの議論で対象を決めて、現時点で取り組んでいき
たいところを明確にしていきたい。
C：資料 2 の進め方はよくわかる。他の RM は良く整理されていて、アクションプラン
がある。これが予算確保に結びついている。今回は学会の場で議論するので、境界条件なく話ができる良い面があるが、材料 RM でも何に使われるかが無いと、話が進みにくい。組織がまとめた公開情報（RM）が無ければ、国や民間からの投資に結びつかない。
C：この活動は一人でやるものではなく、全員で問題提起しないと振り向いてくれな
い。2030 年に向けては課題として認識されていないとトーンダウンしてしまう。
(3) 意見交換、総合討論
C：他部会は、いついつまでにこれを実施するとの戦略がある。有効数字もしっかり決められている。現状ある原子力システムを維持するとか改良するとかであれば、10 年、20 年後の RM を作った後に誰かが使うことになるだろう。
C：最初の入り口として、材料のみに特化した RM を作るのではなく、軽水炉の高経年化対応のための材料 RM とか核融合炉の開発のための材料 RM というように、ターゲットの明確化と絞り込みが必要。高経年化 RM はローリングを進めていて、現在も再度、見直す動きがあるから状況をウォッチする必要がある。また、材料面からの解決があって、124

他のシステムの課題が解決するという関係性を踏まえて RM を作成するなら良いと思う。
C：本日の資料 1 に核融合炉分野といった他分野の RM とのリンクが含まれていないが、関連する RM と材料 RM をリンクさせることを決めた方が良い。
C：材料分野については、今まで RM が無かったので数年前に課題整理表の作成に取り組んだ。全ての RM は課題整理表に紐付けられて取り扱われるため。では、RM を誰が使うかというと例えば国であろう。今後、国に対してある技術分野に投資を要求するなら、投資に見合う RM を作成しなければならない。
C：材料部会の反省は JMTR の廃炉を止められなかったこと。JMTR に代わる代替施設を提案できなかったこと等がある。結果、JMTR の再立ち上げではなく、IASCC 研究を軸として P/B 両電力が資金を提供するかたちで研究を再開する形になったが、大切なのは、このように投資先を明確にすべきであるということ。なお、JMTR の話は、後続の試験研
究炉をつくるという話が学術会議の中で計画が縮小され、トレーニング用の炉を導入することに変わった。この動きであると、材料屋が食い込めない状況になるので、材料屋がもっと主体的に動くことが必要。このような動きを誰が取りまとめるかと言うと、やはり材料部会だろう。
C：RM を誰が使うのかという議論があったが、どこまで最新知見をだすのかという面も心配だろう。これについてはあくまでも原子力学会の場で議論するという面もあるが、公開されている範囲で情報を纏め、ここに投資して欲しい、という纏め方で良いと思われる。機微情報や特許に係る情報は出さない方がよく、このような情報の線引きが必要。
C：資料 2 で進め方がわかった。次の質問として、2050 年までの RM と考えると材料のイ
ノベーションが必要では。また、材料 RM はシステムによくリンクした形で良く考えな
いといけないが、範囲を海外まで含めた方がよいのか、それとも、国内にスコープをおくかを議論しておいた方が良い。
C：10 年、20 年のスケールで考えた場合、材料研究に必要な開発期間を書くようにしたい。例えば、最終的に〇〇システムをいつまでに作る必要がある。または、デモ炉を
2050 年までに作る必要がある。ここから逆算して線を引く。材料は必要なシステムや機器があり、それを達成するためのコンポーネントとしての位置付け。その工学的な立場に立つと、時間スケール的には材料が先行することは考えにくい。
C：安全部会の RM や核融合炉部会の RM には、どう書かれていて、いつまでに何を開発すべきかをどう書いているか、よく見るべき。
C：材料開発について危機感があるとの意見もあるが、材料 RM には強調しない方が良い。工学的立場に立てば、システムの一つのコンポーネントとしての材料としたほうが確かと思う。一方、研究的立場に立てば、材料研究はサイエンスやケミストリーといった側面があり、そこでの発明や発見があると思うが、発明や発見は RM には書きにくい。
C：今回の議論で材料照射に関する議論が少なかった印象である。国内の試験照射炉の状況を踏まえると、海外施設を利用したいという希望はあるのか。ある場合、それを125実現する方策を考えるべきでは無いのか。1999 年の原子力産業会議で中性子利用分野
では加速器を使った研究の重要性が指摘されていることもあり、この RM の議論でも幅広に考えた方がよいのでは。
C：ベルギー、フランスといった海外の試験照射炉については、多くの人が使うことを計画している。加速器については必要性を出しても声が小さい場合、実施規模が縮小される。
C：東北大の金材研ではベルギーの照射試験炉 BR2 での試験の国内マトメを実施していて、例年、20-25 グループから試験照射の希望が寄せられている。2028 年度からは国際共同課題を受け付けるプランがあり、自ら BR2 にアクセスすることに課題があれば、金材研を窓口として使ってもらえるようになる。
Q：照射後試験はどこで実施するのか？
A：ある大学では、金材研でホルダーを解体し、試験片を持ち帰っており、別の国からの依頼の場合は輸出管理の面から、照射後試験まで国内で実施しているケースもある。
Q：欧州では新規試験照射炉を作る動きがあったり、海外でタングステンが利用できる状況にあるが、これらの活用について材料 RM で議論することをするのか。
A：そういう施設を使いたいのであれば、RM に入れ込むことになる。
C：ゴールが材料 RM に示されるべきであり、目を引く候補として国内の試験照射炉だ
ろうか。であれば、2050 年のゴールは何とすべきか。核融合炉の場合、原型炉を作るな
どの例がある。材料については、各システムに対してゴールが違うが、そのような工程の RM になるのか。わかりやすいのは、国内に照射できる炉を作ること。また、従来の技術の他に新たな技術があればよいが。
C：試験照射炉をゴールに出来るのは大切だが、材料部会の人のためだけの RM になってしまわないか。例えば HTTR の場合、材料開発は実施済みで後は信頼性向上ですというトーンになっている。その状況で、材料部会の人が課題を提示すると彼らからの協力は得られなくなるだろう。よって、軽水炉については、ゴールは含みつつ、ここがわかっていないとか、高燃焼度化側に役立つなど、他の WG が参考に出来るものでないといけない。
C：サイエンスの立場からは照射を考えればいいが、新機能性材料といった新たな材料を応用する RM にできないか。また、開発済みの材料の応用は競争して適用してもらえばよく、この適用の話と WG で考える話は分けなければならない。新しい材料というキーワードを入れるには、いついつまでに何に使うため、という書き方になるのでは。
C：材料部会の人が照射場が必要だからといって、そのためだけというのはダメで、何に使われるかが重要。昔、フェルミで照射場を活用したのは ADS を作ることだった。こ126

のようなゴールが必要。
C：サイエンスの立場からは照射炉が必要と主張でき、工学の立場からも照射炉が必要と主張できるが、この 2 つは実は逆向きになっている。我々は工学の立場でサイエンスが面白いから追及しているが、工学としてのロジックを組む必要がある。
C：本日の資料 1 にも既にその必要性を指摘している。材料研究にかける予算が減少しているように見えるが、他分野を見てみると増えている分野もある。しかし、その領域のみを対象としていては先細りするので 2030 年をゴールとしても良いが、2050 年を考えたい。勉強会については題材を定めて進めたい。
C：照射施設の重要性を訴えるうえでの論理構築が必要で、材料分野は色々な他の分野と関連があり、いろいろなニーズを受け課題を解決する等、他の分野とリンクさせな
がら整理する必要がある。
C：出来るだけ内容が定められるとともに WG に参加しているメンバーが専門性を有しているので議論する場があればよいと思っていた。
C：専門性を持つ人が多く集まっているが、ターゲットがたくさんあるように見える
ので、論点が絞られたらその専門家で議論を行い、次のステップで論点と論点のリンクを考えるように進めれば良いと思う。次に、既に作られている RM とのリンクを考える
うえで、既存の RM の足を引っ張らないようにすべき。新しい照射施設を、どう応用できるかなどを関連する人と議論すべきだが、既定路線の方向性をひっくり返すようなことにならないようにしないといけない。
A：他の RM の活動はひっくり返されないように材料分野のメンバーも参画しているが、その際、既にある提案が薄くならないように配慮しながら進めている。
A：事務局から材料部会以外の他の専門の人に声をかけ、勉強会で議論すべき。他の RM
検討に材料部会の人が入っていなければ、それを懸念すべきだろう。材料屋と構造やでは意見が異なるが、その垣根を超えて議論できるのが、学会における勉強会の趣旨。
C：高経年化 RM、核融合 RM 等があり、既に存在する RM から材料部部を抽出する作業をすべきでは。そうすれば、非整合にならない。材料面の課題は材料部会がオーナーシップを取るべき。
C：現在までの議論を聞いていて纏まるかが心配。ここがわからないから勉強するでは、本当に勉強だけになってしまう。軽水炉の事故耐燃料の RM の場合、課題整理表があり、各開発段階における実施内容が示されている。これを受けて事故耐燃料などの安全高度化 RM につながっているが、表に見えているのは粒度の粗いもので、その背後には粒度の細かい議論がたくさんある。まずは、議論すべき項目を決めるべき。その際、粒度が同等になるなど大きさを議論するのは大変だが。ただし、項目を並べて粒度を合わせて、そのうえで勉強会をしないと何も決まらない。
C：この活動の背景の一つに技術課題表を更新したいという目的がある。そのための127

勉強会でもある。
C：事故耐燃料の場合、項目をブレークダウンするだけでもメーカ、電力会社に入ってもらい、これだけのものが出来ている。これは枠があってのこそ。ボトムアップから考え始めると纏まらない。ルールをどう決めるか、全体議論と合わせて考える必要がある。
C：最後、どこまで纏めるかの議論もある。RM の議論の前に、ある程度、どこを目指すのかを決めないと。燃料の場合は、設計者が参画したが、全体が見える範囲を抑えられた。その議論を最初にしないと、最初から細かい議論になる。
A：本当は細かい議論をしなければならないのでは。表に見えているのは粗いが、その背景には細かい議論がある。
C：材料 RM を作成する際、システムや機器から見ると解決しているが、材料屋が細かいことを言い出した、とならないようにしたい。11 月までに材料 RM 作成する工程を踏まえると、勉強会の場の設定にも、この点を配慮したい。
(4) まとめ経産省がマテリアル関係に新たな予算をつけようとするなど、材料にとっては追い風の状況もみえてきている。うまく考えるとネタ出しや DB 整理という所にも予算化の可能性がある状況である。今回の議論でまとまる方向性の意見も多く出たと思うので、引き続きお願いしたい。

128

議事録 WG-3(その２)
原子力学会 材料部会 原子力材料分野のロードマップ第 3 回 WG 会合 議事録(第３回会合 ２回目)
【日時】2020 年 8 月 6 日（木）9：30～12：00【場所】Web 会議（Zoom）【出席者】（敬称略 順不同）25 名
WG 委員 石橋、野澤、鈴土、勅使河原、渡邊、斎藤、河、生澤、山下、西本、鹿野、永江、森下、児玉、藤本、福田、橋本、大塚、笠田、叶野
事務局

若井

柴山

村上 小畠 大久保【資料】
1. 材料部会 原子力材料分野のロードマップ 2020 第 3 回 WG 会合（8/6 用更新版）
2. 課題整理表レベルの情報整理の方法（資料 1 の補足資料として掲載）【議題】
6. 参加者の確認
7. 資料 1 による主な説明
8. 資料 2 による補足説明
9. 部会セミナー
10. 意見交換、総合討論
11. まとめ【議事内容】(ア)

事務局から、資料１に沿って、材料 RM の全体構成、材料 RM の課題の分類とまとめの状況、技術課題表の問題点、更新と拡張の進め方（案）について説明した。全体的に、各中テーマの内容が概念的説明に陥っている傾向にあり、定性的・定量的説明を加え、時間を定めて材料課題をブレークダウンする必要性を指摘した。
圧力容器鋼の記載例等を示した中で、重要なテーマに関しては中テーマへ追加し、議論すべき大きな課題については、意見交換会や勉強会を開催して議論を深めることが重要と説明した。また、前回までの WG 議論で検討した課題の対応例について説明し、いくつかの中テーマに関して方向性を示した。今後の活動として、いくつかテーマを取り上げ、連携の観点から材料部会以外の分野の方にも加わってもらうことを考慮しつつ、意見交換会や勉強会を開催し議論を深め、内容を詰めるべき課
題の決定に反映することを提案した。学会の軽水炉 RM の現状及び検討課題とその対応について説明し、8-10 月中に各中テーマのグループ単位で、個別会、レビュー
会、勉強会等を必要に応じて企画しながら進め、11 月までに材料 RM を完成させる
スケジュール(案)を共有し、特に勉強会について、9/23-25, 16-18 時を提案した。
最後に、前回 7/27 の主な議論内容を紹介した（前回議事録を参照）。

129

色々な意見が出されたが、見直している現スタイルのまま進めるとボリーム感が更に多くなり、11 月末に纏められるイメージが共有できなく、分かりやすい内容になるように骨子の部分と構成の仕方をよく見直すべきと意見が多く出され、また、事務局でこれを整理した方が良いと複数の意見があり、これに対応するとした。な
お、ＲＭの纏め方、進め方に御意見がある場合は、メールなど文書にて御提示いただくことを口頭でお願いした。
(イ)

事務局から、資料 2 補足説明資料を用いて、統一感を共有するために、課

題整理表の書き方に関して、低合金鋼における記載例を用いた作成方法について紹介した。課題整理表には、①テーマを選定した趣旨、②テーマに関する研究開発、③何がわかっていないか、④いつ頃までに実施するか、を定量かつ簡潔に記載する
こと、各項目の記載方法、および各中テーマにおける議論の仕方について提案した。
特に③と④の執筆に必要な「何がわかっていないか？」に関しては、材料部会で必要な課題に抜けが無いことと、材料部会を超えるような内容の課題（例：材料-シス
テムや材料-規制が重なる領域）が見えてきた場合は、主担当の要請に応じて事務局が議論の場（勉強会）を設定することを提案した。次に、各テーマ担当者から送付されたフォーム１と２から抽出した、材料の種類別の検討と、技術別の検討について課題を整理し、さらに、炉型やニーズ別の課題整理についてまとめ、紹介した。
勉強会の提案については、軽水炉の課題を例に、講師例も含めて説明した。
主な Q&A、C&A は以下の通り（Q：Question、A：Answer、C：Comment）。
C：勉強会テーマのうち照射影響については、この分野を広くカバーされている電中研殿にお願いする案も考えられる。
Q：初参加だが、課題整理表（案）で実施内容のイメージはつかめたものの、今日の説明からは内容が細かすぎて、材料部会員にむけたものなのか、誰に向けた RM か
よくわからない。我々のコミュニティのためか、それとも、社会一般か等。
A：誰に向けるかは重要である。材料の専門家集団として国や世間に向けて何をやるかの観点が重要。材料コミュニティだけでなく外に貢献できることが示せればよい。RM 冒頭の目的に書く必要がある。
C：いきなりタスク活動を行うのは重い。全体像がよく見えないので、全体像を１枚くらいで作成してからブレークダウンした方が対応しやすい。これからのイノベー
ションに対する寄与と既存の軽水炉への対応のバランスが重要ではないか。現在の範囲だと教科書的にならないか。材料部会として出すメッセージを明確にして、RMとして何をすべきかを決めた方がよく、これに沿うと、どこまで何を書くのかが決
まり、国などから出ているメッセージに対応するようになると思う。

130

C：同意見であり、最初に取り組むべきことと思っている。構成立てて進めるうえで、先に範囲を確認してから絞り込んでいくようにして、進めた段階でリンクが取れないことの無いようにしていきたい。
(ウ)

材料部会長から、材料部会夏期セミナーについて情報共有がなされた。今

回は夏期セミナーとしては開催せずに、RM 勉強会の一部を大学院生の人材育成（発表の場）に活用したい旨説明された。次に、国内の照射設備に関して、加速器結合型 TEM は国内に数台あるが、米国で新たな設備が新設・更新されている状況であり、（世界を見ても）照射損傷過程の研究は今でも重要であること、また、（国内においては）マテリアル DX、マテリアル革新力として国からも材料分野で大型予算がついていることが紹介された。
C：勉強会の中でこれらのプロジェクトに材料が寄与できるように詳細を議論でき
ればよい。
(エ)

全体討論

Q：勉強会への大学院生が参加すると非公開情報が出しづらくなるのでは？
A：勉強会のネタ選びが大事であるとともに、RM の細かな内容の議論には参加させず、内容に応じて進められる。
Q：出張は厳しい状況。勉強会は WEB 開催か？
A：基本的に WEB 開催。
Q：RM に関する参考資料や勉強会の資料等をどこかにデータベース化して、議論の際に利用することは可能か？公開データに関して希望。
A：公開、非公開の仕分けは必要。事務局内で相談する。できれば材料部会の HP のどこかに設定したいが、部会とも調整していく。
Q：パワポ２枚の作成プロセスの保存は？他の人が途中経過を見られるのか、あるいは、まとまったものを全体会合で示すのか。
A：今後 WG で明確にしたい。一人作業と複数での議論作業を明確化する必要あり、参考資料（課題整理表）の１枚目（①と②）は一人作業、２枚目（③と④）は複数
人で議論することを想定している。議論の場は、整理表をうまく中テーマに紐づけて、少人数の集まり、メールベースや WEB 会議で議論していくのが良い。
C：具体的なサーバーは？個人で用意するのは困難。リアルタイムでチャットとかを行う Teams 等ではなく、仮保存して、全員で見られるサーバー等。
A：大学でトライアルとして使っているサーバーが使えるかどうか検討する。

131Q：事務局と WG で共有値はきちんと共有できているのか？まとまる方向が不明。サーバーが必要なほど重い仕事から始めるとなるとタスクが重すぎるのでは？
A：昨年 3 月や 9 月の時点で RM の方向性の議論が詰められず走り出してしまったことが反省点。誰に向けて発信していくのかも議論できていない。世代間のギャップも存在し、広範になっているため、誰が全体をハンドリングするかが難しいところだが、一人の作業量を２－３枚程度にし、全体をたばねてまとめていく方向に、さらに、隣の分野を見て違う方向を向かないように勉強会等での補完が必要と説明。
この説明が前面に出たため重い印象になったと推察。
C：最終形のイメージ共有が重要。共有できてないと個人により優先順位が下がる。
本音で、言いにくいことを言い合える場であること、個人の考えを伝えることは意
味があること。最終形のイメージが各人で共有されていることが重要。
C：まず数人で、材料部会 RM の大枠を決め WG に問いかける。そこへ足していくことは容易。目指す形を作る。0 から作成し集約するのは、負担が大きく温度差や優先順位により後回しされる。フォーマットによるやり方で良いのか。
C：全体をまとめるにあたって、例えば JAEA の中でもトーンが違うとこがあり、苦労しているところ。どこまでやるのか？議論することが重要。
C：軽水炉技術、廃炉技術、革新炉といった割り方、プラスイノベーション（イコール人材育成も含む）で、５か年計画×3 か４の枠組みでまずはたたき台を作り、ブレークダウンについては、必要に応じてアクションプランを作って大枠を作ればよいのでは。
C：材料分野は色々な専門性があるので、温度差がすごくまとめるのは大変と推察。
そこで材料部会で RM をまとめるには、軽水炉や高速炉で分けると作りやすいのでは。課題もピックアップされやすい。
C：加えて、（事務局に期待するのは）単に炉型で分けるだけではなく、原子力材料
工学の RM の基軸として、例えば、微細組織評価技術、材料強度、構造と材料のイ
ンタラクションという基軸があり、横軸に年度展開や計算科学があり、そこから軽水炉や高速炉に波及していく、というものが書けると材料部会としての迫力が出る。
A：過去の軽水炉 RM 作成とりまとめ者のコメントから、ニーズリストとシーズリス
トのマッチング程度ができることであるとイメージしている。材料や技術のシーズよりの話と、プラントよりのニーズの話があり、両方 RM の中で全部まとめて学問の発展性が見えるようにするには、どう切るかは難しいのでは。11 月末締め切りではニーズマップ・シーズマップを作り、それらを入れ子にしてロードが見えるようにするのが限界ではないか。
C：ニーズマップ・シーズマップの用語 2 枚のたたき台を作ってから、事務局で検討した方が作業効率があがるのでは。（参考資料の課題整理表の記載例に対して）

132

これらの用語やテーマの羅列をロードにし、ロードマップのたたき台にすれば議論しやすいのではないか。
C：材料部会 RM により学術的な考えを表に出すのは良いことだが、初めから作るのは大変。まずは各専門分野で課題を中心にサブ RM を作り、これらをまとめ、炉型は書かなくても、例えば、負荷によってはこの材料、温度があがると革新炉ではこの材料といった全体の RM を表に出すイメージ。しかし 11 月にきちんとした形で出すのは絶望的だが、（誰かの）思いが詰まった仮の形でまずは出すのは良い。まずは出すことに意義はある側面もあり、材料部会は動き出したというメッセージが重要。
そうでないと、11 月は無理であり、あせるとダメ。慎重に進めた方が良い。
C：だいぶ前から RM 作成の話は出ていたが、昨年９月の部会で具体化され、12 月から実質的な活動を開始したため、11 月末で 1 年。1 年でできないものはできない。
その中でできるものが今日の議論の焦点。様々な意見の中から内容を吟味し、できるだけ集約することが大事。負荷が重くなるとのイメージがあるが、骨格は妥協せず作るのが大事であり、骨格について今日議論されたと理解。ビジョンは提案済みであるが、議論つくされていない、材料工学をバックアップする新しい科学機器や計算科学の貢献をどう示していくのかが材料分野として重要。
C：計算科学に対して 2 枚は書けるが、全体にどう反映されるかがわからない。全体的なイメージ感がない。課題ドリブンでいいのか？技術ドリブンで末広がりを考えるのか、方向が違ってくるのでは。
C：活動のみではなく、各分野からの提案が重要であり、良い RM につながる。2-3
月に行いたかった検討を現在行っているのが現状。
C：廃炉関係では、ニーズが明確なので、材料的な課題においてニーズにマッチした研究を進めている。廃炉以降の次のターゲットとして材料的なヒントとしても RMに入れたいと考えている。
C：電気事業者等が 80 年運転を本当に目指しているのか。こういうプラントをいつまでに作るか、それに対して RM が何を目指すのか？学問という切り口では、TEM に関連する研究分野がどのように発展するのかを考えている。各分野で集約するのがやりやすいが、関連する研究分野の発展性も考慮する必要があるのでは。例えば、福島の廃炉関係の場合、ニーズがはっきりしていて、これから燃料デブリの取り出しに向けて炉心がどういう状態になっているかが不明であり、デブリ取り出し時のリスクが考えられないので、計算＋試験により解明しようとしている。そこに材料的な課題がいくつかあり、ニーズに沿った研究をしている。

133

C：2030、2050 に向けてロングスパンで考える必要があるため、WG 委員は、年齢層や各分野をある程度網羅して選出している。
C：なるべくシンプルにまとめるのが良い。ニーズマップとシーズマップを分けて考えると、軽水炉の目的と今後の新型炉の性格が違うのでどうまとめるか難しい。
分類を簡単にするのが課題をまとめる対応をし易いのでは。
C：WG で留意した点は、大学と国内（企業や国研）との連携で、連携力を上げるのが不可欠ということ。未参加のメンバーも勉強会等で依頼したい。
C：全体的な RM がわかりにくいことに対して、輪郭をどうするかが主眼。次のステップが見えてきた。
C：全体の方向性が曖昧なので、テーマを決めて横通しが必要。
C：目的があって、達成するための資料としてまとめたものを作るのには賛成。11
月に向けてどういうプロセスを経るかが重要であり事務局で検討してほしい。他分野との干渉をどうするのか、誰がどうチェックするのか、プロセスに入れると良い。
C：腐食関係をまとめているが、分野によってフェーズがかなり異なるため、どう整理するのかが問題と考えており、全体としての課題であると認識できた。
C：原子力材料はニーズベースである。あとでシーズは OK。核分裂であれば、脆化予測。40 年であれば、機構論は必要なくデータドリブンで良い。60-80 年では機構論の話が必要になる。80 年でニーズはあるのか？ 核融合では全く違っていて、材料開発がメイン。2050 年の原子力フェードアウトをどうするのか。80 年で凌ぐのか、新たな原子力にシフトするのか。ニーズの整理の上に材料屋として何をするかの方がわかりやすい。
C：11 月までにできるのか不安、どこまでできるのか？例えば高速炉で重要なクリープ破断について、燃料開発と材料開発の橋渡しに RM が使えると良く、目指すべきところ。
C：ニーズありきは同意。各炉型のニーズに従った RM はすでにあり、核融合では国がオーソライズしており、同じ流儀に従うとあまり書けない。これまで整理してきたニーズ・シーズ、フォーム１・２を材料学的観点から、一度、咀嚼、組み換え、並び替えて、技術ベースか学問ベースで並び替えた RM だとわかりやすい。若手に134

とっては、自分の研究の位置づけがわかり、多様性を見出せるのではないか。核融合では、軽水炉や高速炉で培った確率論的なアプローチの設計技術を取り入れようとしているが、ベースの材料学は軽水炉で培われている。技術の蓄積の上に新たな技術が培われていることが見える整理が良い。
C：最終的にどういう形の RM になるのか、まずは事務局で決めて、材料学的な観点から担当者に振ればよい。形を作らないと 11 月完成は無理。今年初め、大テーマ
中テーマにブレークしてボトムアップをしたが、皆迷うのでまとまらなかった。
C：他の部会の RM を参考に、各内容と解離せず、反映された課題抽出が良い。そこに答える形で作ると作りやすいのでは。1 つ 1 つの課題に対して、これを明確にしますと示していけば良い。
C：ADS では完全にニーズ型、プロジェクト内で材料開発やデータ取得、照射施設、照射後試験技術等を含めてまとめている。軽水炉のように現在動いている炉ではな
いので、今のところ具体的な課題はそれほど多くはない。
C：RM をどう構成していくか？基本的な材料学的視点から、照射による材料影響や
軽水炉の材料課題等に派生するので基本的なところから上げていくのが良いのでは。RM が初めに詳細に分かれているため混乱を招いていると思える。
（５）まとめ
前回 7 月の会合に引き続き、再度 RM 作成作業の状況について事務局から説明し、各 WG 委員からのご忌憚のないご意見を通じて、RM 作成の方向性等に関して議論を進めた。その中で、「全体像が漠然としている」や「今の作業と全体像が結び付かない」といった意見が多数あり、全体の感想であることが共有・認識された。
そこで、まずは事務局内で、今までの作業内容を、材料学的観点から再構築し、全体の方向性やイメージ、11 月実現に向けたプロセスやゴールについて、整理・検討
し、WG 内で示し、議論を進めていくことが合意された。

135

議事録 WG-4「日本原子力学会材料部会
ープ第 4 回会合(議事録)

原子力材料分野のロードマップ」ワーキンググル

・実施日時：2021 年 3 月 26 日

10 時～12 時 30 分

・会合方式：

web 会合・出席者： 石橋、芹澤、吉田、西本、児玉、永江、橋本、斎藤、山下、藤本、森下、鈴土、
福田、大久保、小畠、村上、柴山、若井(以上、18 名)(敬称略)●全体のまとめ
本ロードマップの 3 つの主要な図はとても良い。ロードマップの役割には、この図やその後の詳細な内容の所で、大学、民間、国研、国の役割をもう少し明確にし、それぞれの機関や関係する人たちにとってより役に立つ、分かりやすい内容を示しておくことが重要であることが確認された。また、全体の構成や内容については、現状でも良いが、より魅力あるものを見せる工夫が大事であり、今年改訂予定のエネルギー基本計画にも役立つように、細部の内容は一部、見直しと補足を入れておくこととした。本ロードマップの初版ではこの点を考慮し、かつ、本ドラフト版を材料部会ホームページに掲示し、部会員に広くメールで案内を出し、約 2 週間、意見を求めてから完成させることとした。
なお、今後、適時、ローリングをかけて第 2 版にする事とした。
以下にＷＧ会合の詳細を示す●主要図の説明(柴山)：

材料部会の全体会議でも説明したロードマップの主要な 3 つの図や全体構成の概要説明がなされた。我々のロードマップでは、Ｒ＆Ｄサイクル効率化と材料科学技術の向上を主眼とした点である。そして材料部会のロードマップに、8 つの重要ツールを用いて構成することにより、2050 年まで 3 つのフェーズに分け、材料が関係する原子力エネルギーや放射線科学までの広い領域において、段階的に進むべき道標と目標を示しこととした。
出席者からのコメント：
・とても見やすくなった。
・各所属の方たちが、このロードマップでどこに関与して、力を入れて協力していくべきかという点をもう少し明らかにした方が良く、共通的に認識できるようにしておくことが大事である。
各論の内容について●軽水炉関係 (村上)：作成したロードマップ資料に基づいて概要説明を行った。

出席者からのコメントや意見交換：
・文言が難しい所があるので、平素化してほしい。

136

・用語の統一
・材料の製造技術やスペックについても、デジタル化が進みつつあり、原子力分野でも対応
していくことが大事
・材料ＲＭにおける 8 つのツールは良く纏まっている。一方で、裾が広く色々な所をカバーしているが、どこを重点するかの視点を考えて、示しておくことも大事。
・これまで材料分野がＲＭもなく、世の中に十分な貢献を果たすことができていなかったことは反省しておきたい。
・照射後試験施設が比較的に大洗や東海に集中しすぎているので、将来、そのエリアで大地震などがあったときに、影響が大きくならないような取り組みも必要なのではないか・そんなに気にしても仕方がないのではないか
・国内での連携の取り方と共用的な施設の運用や利用のための取り方は、よく考える必要がある。
・国内に材料試験炉があると、どのような良いことがあるのか、ないとどんな状況になっていくのか・phase-1 では、スピードアップした取り組みが居る。もし、phase-2 になっても国内で材料試験炉がないとどういう状況になってしまうか？

海外炉だけで本当に原子力はやっていけるかを真面目に考えないといけない。燃料製造の基盤技術も維持ができなくなりそうである。
・材料試験炉のユーザはだれであるか。どの分野まで広げておくか・phase-3 では、2050 年までにはどのようなＳＭＲが世の中の標準であるかを明確にしておくべき。
・もんじゅの後の研究試験炉については、材料分野がどのような貢献を果たしておくべきかを検討するべきである。次の材料研究炉ができるまでの繋ぎとしてどのようにしていくべ
きか・福井の研究炉はビーム利用や基礎的な中性子を利用した試験が主流であるかもしれない。
・同規模の炉は海外炉にもあり、色々な使われ方をしているので、材料や燃料の照射試験も含めてよく検討していくことも可能と思われる。国内外の研究炉の整理表を参照しておくと良い。例えば、チェコの 10 MW の LVR-15 炉や中国の 5 MW の MJTR 炉を参照のこと。
・原子炉の長寿命化の点は、今の国内で施行している規制の現状のままで良いのだろうか
・新しい材料を開発して見直すこともあり得る。
・福井炉には照射後試験施設を設けておくことは大事。
・国内の PIE 施設は、かなり長期間使用している施設が多い。今後の維持や運営において、施設の規制対応をうまく進めていく必要もある。
・国内の研究試験炉等で開発した燃料や材料を海外に展開していくことも大事なのでは？
●高速炉、核融合炉、高温ガス炉、ADS など(若井、大久保)：作成したロードマップ資料に137

基づいて概要説明を行った。
出席者からのコメントや意見交換：
・標準 FBR 材料と書かれているが、現状の整理状態だと、NFBR の方が良いのでは？
・整理を進めて、高速炉関連では、全体として、やはり、標準 FBR 材料の表記で纏めることとしたい。
・ODS 鋼の燃料被覆管の開発は分野としてしっかりと取り組むことが重要である。
・現状の開発は、やや町工場的な印象があり、ATF の開発も含めて、技術伝承がしっかりとできるように分野としてサポートを整えることが必要である。
・核融合炉のＩＴＥＲのテストブランケットモジュールの製作技術も大変難しいと理解している。材料関係の技術基盤力を向上していく必要がある。
・ITER の先の原型炉を考えると、低放射化フェライト鋼、複合材料やアーマー材料等の製造技術基盤の向上をさせていくことが要る。
・トリチウムの評価は現在の日米協力のコアの 1 つである。照射脆化については He 効果やODS 鋼は、国際会議でも中心的なテーマとなっている。
・大型な製作物を進めるには接合や界面等の境界がまず重要な課題であり、その構造内部の細部はその後に時間をかけて詰めていくことになるだろう。
・ADS の内容については十分に記載できていない。第 2 版の時に見直しをするつもりである。
●福島第一発電所関係(児玉)：作成したロードマップ資料に基づいて概要説明を行った。

出席者からのコメントや意見交換：
・2 つに分けて整理をしているが、ここでは、巧く整理ができれば、1 つに纏めて整理する
ことも良いと考えている。
・事故耐性燃料の記述をここに残すべきか、軽水炉などの方に移しておくべきか●全体的な議論：
・本当に課題がどこにあるのかを明確にすることが大事
・材料屋がやるべきことは何であるのかを示すこと
・大学、企業、国研、国で行うべきことは、部会としてもっと明確化に示してしておくべきである。(多数意見)
・他の分野との連携は重要なので、記載内容をよく見直しておく
・事故耐性燃料は、どこの節で示し、どのように見せると一番良いか。
・事故耐性燃料は核燃料部会の主要なロードマップで示されていて、材料部会としても連携してしっかりとアピールしておくべきではないか？
・事故耐性燃料の開発は、長期的に見て、本当にどれだけ重要なテーマであるか、それとも重要度は低いのかもしっかりと考えるべきである。

138

・2050 年時点で軽水炉が原子力の主要なエネルギー源になっているのか、それとも SMR に置き換わっているかで、開発の重点先は異なる。
・ロードマップで記載できる範囲は、営利的な視点も必要であるが、どうしても研究開発の中で機密的な部分もあり、記載の仕方にはどうしても留意する点も必要であることは理解してほしい。
・1F の廃炉に関する劣化モードの腐食影響については、JAEA が予算をもらって実施しているはずであるので、その内容はしっかりと確認して、ロードマップの展開にも反映しておくべきである。(どのような環境になっていたか？ データベース化の点も良く確認しておくべき)・上記に絡み、デブリの性状についても調べている知見を踏まえ、我々のロードマップの中で現状を記載しておくべきではないか。不明確な所をできるだけ少なくして、情報を整理し、理解を手助けて置く必要が要るのではないか。
・ロードマップは全体的にはとても素晴らしい内容と思うが、軽水炉の所で夢が語られていないので良いのか？
・今年はエネルギー基本計画が改定する年であり、上記を含め、よく検討しておくことが必要である。
・本ロードマップを一般国民や投資家の視点から見てどう思われるかも良く考えてほしい。
夢が上手く語られていないと見向きもされなくなるいので、留意して修正をしておいてほ
しい。
・NSRR 炉の役割は何であったか?どのような機能を持つ炉であったか？
・米国アイダホの新材料照射炉の役割などもよく確認しておいた方が良いだろう。
・将来の発電システムの割合の現実的な見通しなども踏まえ、アピールすべき点はアピール
しておくことも必要である。
・主要な内容は多くの意見交換ができ、これで材料部会のロードマップをようやく纏めることができる。より魅力があるものになるように細部の内容において一部、見直しと補足を入れておくこととする。このロードマップの初版はこのようにして纏め、今後、適時、ローリングをかけて第 2 版にする事について、ご了解をして頂きたい。
・本ロードマップのドラフト版は、部会のホームページに掲示し、部会員にメールで案内を出して、約 2 週間、意見を求める期間とする。

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