独立行政法人日本原子力研究開発機構（原子力機構）が発足して二年となりました。第一期中期計画の半ばに差しかかったところであり、それぞれの目標の達成に向けて研究開発の加速，必要な軌道修正を行う重要な時期となりました。２００７年６月にドイツのハイリゲンダムで開催されたＧ８サミットにおいて、環境・エネルギー問題の解決に対して原子力の果たす役割の重要性が確認されましたが、原子力機構は、我が国の総合的原子力研究開発機関として、世界的に注目されている原子力エネルギーに関することはもちろん、原子力による新しい科学技術や産業の創出を目指し、その基礎研究・応用研究から
核燃料サイクルの確立に向けた幅広い研究開発を着実に行ってきました。
これからも、高速増殖原型炉「もんじゅ」運転再開を始めとする国家基幹技術である高速増殖炉サイクルの確立に向けた研究開発，国際共同で進める国際熱核融合実験炉（ITER）計画など国際的な注目度の高い核融合エネルギー利用システムの技術基盤の研究開発，世界最先端の技術を結集した大強度陽子加速器（J-PARC）の建設など量子ビームの利用のための研究開発，原子力発電を進める上で必須の高レ
ベル放射性廃棄物の処理処分技術など、原子力機構に課せられたミッションに応えられるよう、そして名実ともに原子力に関する世界のCenter of Excellenceを目指して頑張ってまいります。
本誌は、日頃の研究開発から得た最近の成果の中から特徴的なものを選び、わかりやすくタイムリーにご紹介するものとして準備しました。読者の皆さま方には原子力機構の活動に是非ともご理解・ご期
待いただきたく、その一助となることを願っております。
日頃よりご支援をいただいております皆さま方には、この場をおかりして感謝申し上げますとともに、引き続き私どもの研究開発へのご指導ご鞭撻を賜りたく、お願い申し上げます。

平成１９年９月
独立行政法人
日本原子力研究開発機構

理事長

未来を拓く原子力原子力機構の研究開発成果 2007

はじめに

1

次世代原子力システム研究開発
国家基幹技術 FBR サイクルの早期実現に向けて

8－FaCT プロジェクトの開始－
1 核データの複雑な構造を正確かつ合理的に処理

9－超微細群計算と詳細群計算を併用した高速炉用格子計算コードの開発－
2 世界最高温で理想の高速炉燃料被覆管を試す

10－高温・重照射したナノ酸化物分散強化型原子力材料の組織安定性評価－
3 高速炉を利用したマイナーアクチニドリサイクルの実現に向けて

11－高性能アメリシウム含有酸化物燃料の作製技術開発－
4 高速炉の低流量時集合体出口温度を精度良く解析

12－集合体間の熱伝導とインター・ラッパー・フローによる熱伝達－
5 ガス巻き込み渦の内部構造に迫る

13－レーザーを使った画像計測による気液界面と流速場の同時計測－
6 燃料交換の効率化を目指して

14－ナトリウム冷却炉燃料取扱いシステムの検討－
7 高速炉蒸気発生器伝熱管検査の高精度化

15－ナトリウム付着の影響をシミュレーションで解決－
8 制御された温度ゆらぎを与えて構造材料の強さを探る

16－高速炉におけるナトリウム高サイクル熱疲労試験－
9 原子炉緊急停止に失敗する確率は非常に小さいことを評価

17－「もんじゅ」における ATWS 発生頻度評価－10 「もんじゅ」で発生を想定している熱過渡に対する余裕の評価
10 「もんじゅ」で発生を想定している熱過渡に対する余裕の評価

18－「もんじゅ」実データに基づくプラント熱過渡裕度評価－
11 極限環境下での安全確保への挑戦

19－「もんじゅ」原子炉容器廻り供用期間中検査装置の開発－

2

地層処分技術に関する研究開発
地層処分の技術と信頼を支える研究開発

20

1 地層処分技術の知識基盤の構築に向けて

21－知識マネジメントシステムの基本設計－
2 地質環境や処分場への天然現象の影響を把握する22

－天然現象影響評価に関する技術の高度化－
3 地層処分容器の超長寿命化の可能性

23－低酸素濃度環境における銅オーバーパックの腐食挙動－
4 地質環境における物質移動係数を集約・管理する

24－拡散データベースシステムの開発と公開－
5 大昔の気温の変化を探る

25－内陸盆地の堆積物中に保存された花粉を用いた古気候復元－
6 坑道掘削の振動を利用して地表から地下を探る

26－物理探査法による地下深部の可視化技術－
7 地表の微小な傾きから地下水の流れを推定する

27－地表傾斜データを利用した水理地質構造の推定－8 比抵抗値による地下水水質分布の推定

28－地球統計学による信頼度の向上－
9 地下水の水質分布を把握するための調査とモデル化

29－幌延深地層研究計画における地下水の地球化学調査－
10 地質観察データから岩盤の水理地質構造を推定する

30－堆積岩における割れ目調査技術の開発－

3

核融合研究開発
核融合エネルギーの実用化に向けて

31

1 日欧共同で実施する JT-60SA の概念設計を完成

32－ITER 支援及び補完研究に向けた JT-60SA 計画－
2 高圧力プラズマに必要なプラズマ回転速度を探る

33－プラズマ変形の抑制に必要な最小プラズマ回転速度の発見－
3 尖らせて高いプラズマ圧力を実現

34－プラズマ上部形状の尖鋭化による周辺部不安定性の抑制－
4 電子乱流熱輸送の抑制機構を解明

35－トカマクにおける微視的電子乱流のシミュレーション－
5 核融合炉の実規模第一壁の試作に成功

36－テストブランケット第一壁製作のための接合技術開発－
6 溶接部の違いをヒントに照射硬化抑制手法を開発

37－低放射化フェライト鋼 F82H の照射硬化を熱処理で抑制－
7 ブランケット中のトリチウム生成率を高精度で測定

38－増殖材中での測定及び計算手法の開発－
8 核融合炉への安定した燃料供給を目指す材料－核融合発電炉用先進トリチウム増殖材料の開発－

39

9 核融合炉でのトリチウムと金属の相互作用の探求

40－水素誘起局所超塑性によるピラミッド状の高ドームブリスタ形成を発見－
10 核融合装置の高温環境下でも使える樹脂製遮へい材料を実現

41－高い耐熱性と強度を有する中性子遮へい樹脂材の開発－

4

量子ビーム応用研究
量子ビームテクノロジーを先導する

42

1 宇宙に強誘電体の氷が存在することを世界で初めて提唱

43－中性子回折による氷 XI 相の研究－
2 イオンビームによる植物の生長制御機構の解明

44－植物ホルモンに対する感受性を制御する遺伝子 SMAP1 の発見－
3 ダイヤモンドを超伝導に導く格子振動の発見

45－ダイヤモンドの室温超伝導体へ期待－
4 DNA 修復促進遺伝子 pprA の活性化増強機構の発見

46－放射線応答機構における LexA2 タンパク質の役割－
5 フラストレート磁性体での特異なスピン配列47－中性子散乱法で見るスピン－格子相互作用－
6 植物の光合成機能を診断する

48－ポジトロンイメージング技術を用いた炭素同化産物動態の定量解析－
7 超新星の中で光が重元素を生成

49－超新星爆発での光核反応による重元素生成の原理を解明－
8 磁場で曲げる中性子

50－磁気光学に基づく高偏極度中性子集光システムの開発－
9 微生物産生プラスチックの産業利用に向けて

51－放射線と化学処理による高分子の生分解性制御技術の開発－
10 「重い電子」の遍歴・局在転移の直接的観測に成功

52－f 電子系物質の特異な物性の理解に向けて－
11 中性子で見えたコンクリート中の水の動き

53－コンクリート構造物の劣化診断法への応用－
12 銀河宇宙線による電子回路の誤動作を探る

54－高エネルギー重イオン入射による半導体の過渡電流発生過程の解明－
13 見えにくい構造も高性能Ｘ線でくっきり観察

55－テラワットレーザーによる高輝度，高コントラストＸ線の発生－

5

安全研究
安全規制を支え、安全と信頼を確保

56

1 原子力施設のリスク情報の活用を目指して

57－ソースタームの不確実さ評価手法の整備－
2 被覆管の水素吸収が燃料破損に及ぼす影響を調べる

58－反応度事故における高燃焼度軽水炉燃料の破損－
3 被覆管の壊れにくさは冷却条件により変わるのか？

59－LOCA 時の被覆管延性低下に及ぼす冷却時温度履歴の影響－
4 放射線照射による沸騰熱伝達の促進

60－放射線誘起表面活性効果による限界熱流束の向上－
5 加圧熱衝撃に対する原子炉圧力容器の抵抗を調べる

61－確率論的破壊力学による原子炉重要機器の高経年化評価－
6 将来の高燃焼核燃料サイクルの臨界安全評価に備える

62－濃縮度 5～10 ％ウラン燃料体系を対象とした高精度臨界安全評価手法の開発－
7 MOX 燃料加工施設で使用される添加剤の熱的特性

63－ステアリン酸亜鉛の熱分解特性データ及び評価モデルの検討－
8 地下深くで物質が動きにくくなる仕組みの解明

64－地下 240 m で行ったき裂内核種移行実験－
9 「放射性物質として扱う必要のない物」の放射能レベルは？

65－クリアランスレベル評価コードシステムの開発－

6

先端基礎研究未来を拓く先端基礎研究

66

1 ネプツニウム化合物の新奇な磁気構造と軌道秩序

67－JRR-3 における超ウラン元素の中性子散乱実験－
2 フラーレン－コバルト薄膜の巨大磁気抵抗効果

68－有機分子フラーレンでスピンを操る－
3 100 万Ｇの極限環境を利用した新技術

69－超重力場（メガグラビトロニクス）を用いた新奇物質探索－
4 酵素触媒によるセルロース高分子の人工合成

70－中性子小角散乱による「特異場での反応誘起自己組織化機構」の解明－
5 難修復性 DNA 損傷収率の放射線のイオン化・励起密度依存性

71－クラスターDNA 損傷生成機構に迫る－

7

原子力基礎工学研究
原子力研究開発の基盤形成と新たな原子力利用技術創出

72

1 稠密度の高い燃料集合体の冷却性能を明らかに73－原子炉条件を模擬した大規模試験による把握－

2 将来の廃棄物処理処分技術の考案

74－分離変換技術による高レベル放射性廃棄物処分場の規模縮小－
3 アクチノイド分離用抽出剤の耐放射線性向上を目指して

75－放射線分解のメカニズム解明により抽出剤改良の指針を得る－
4 乾式再処理におけるマイナーアクチニド挙動解明へ向け大きく前進

76－腐食性ガスを使用しないマイナーアクチニド塩化物合成法を開発－
5 線量計情報のない重度被ばく者の線量評価を可能に

77－臨界事故時の体内元素の放射化に基づく線量評価プログラムの開発－
6 DNA に生じた傷の種類と量を見積もる

78－放射線による DNA 損傷の全体像を知るための方法を開発－
7 高温ガス炉の優れた安全特性を実証

79－HTTR を用いた冷却材流量低下模擬試験－
8 発電用高温ガス炉の優れた経済性

80－高温ガス炉とガスタービンの利点を活かしたシステムの設計研究－8

核燃料サイクル技術開発
核燃料サイクルの確立を目指して

81

1 硝酸プルトニウム溶液の高精度測定の実現

82－水晶振動型圧力計と密度チェックで高精度と信頼性を確保2 保障措置への貢献と更なる効率化に向けて83－東海再処理工場における保障措置の改良-

9バックエンドに関わる技術開発
合理的なバックエンド対策の実施に向けて

84

1 熱影響が少なく狭隘構造にも適用可能な切断技術

85－アブレイシブウォータージェットによる炉内構造物の解体－
2 コンクリート中の低濃度トリチウムを測定する

86－トリチウム汚染物のクリアランス検認のために－10システム計算科学研究
計算科学手法による原子力研究87－原子力分野の難問を解決するための新しい研究手法確立を目指して－
1 複雑なき裂形状をシミュレーションで再現する

88－大規模計算による応力腐食割れ形状のシミュレーション－
2 原子力プラントの揺れをとらえる－スケールが大きく異なる波長を同時に扱うための振動解析技術－

89

3 DNA のねじれやすさを測定する

90－DNA 力学定数の測定における構造変化のカップリングと外力の影響－
4 ナノ秒の感度で中性子を検出する MgB2 超伝導体

91

－シミュレーションと実験で初めて明らかにしたその超高速な応答能力－11

核不拡散科学技術開発
原子力平和利用を支える核不拡散技術開発

92

1 将来の核燃料サイクル施設の保障措置システムを設計する

93－保障措置システムシミュレータの開発-

12

研究開発拠点における試験技術・施設等の開発

94

1 「もんじゅ」改造工事期間の短縮に向けて98－「もんじゅ」における一次冷却系単独運転の検討と実施－
2 超重元素科学を切り拓く重イオンビーム

99－高電圧端子内重イオン入射装置の開発－
3 発電用原子炉の高燃焼度燃料の挙動解明を目指して

100－照射済燃料用大気圧水カプセルの設計－
4 現在・過去・未来の海を正しく予測

101－LAMER を用いた放射性物質海洋拡散シミュレーション－
5 高速炉燃料の実用化を目指した燃料特性の研究

102－ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料の熱伝導率評価－
6 高速炉で照射した燃料ピンの曲がり状況を把握する

103－Ｘ線 CT 画像を利用したデータ評価手法の確立－
7 ナトリウム冷却炉内で金属試料が破断するまでの時間を測定

104－FBR 燃料被覆管材料の炉内クリープ破断試験－
8 HTTR の燃焼特性評価手法の高度化

105－BP（反応度調整材）の燃焼挙動評価用のモデルの改良－
9 集束した水素イオンビームでミクロの凱旋門を作った

106－高エネルギーサブミクロンビームを用いた三次元微細加工技術の確立－
10 湧水に挑む！着工 5 周年の瑞浪超深地層研究所－立杭掘削におけるポストグラウチング技術の開発－

研究開発拠点
組織体制図
奥付

107

 
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

2010

2005

2015 （年度）

FBRサイクル実用化研究開発
実用化戦略調査研究
フェーズⅡ（2001〜2005年度）
チェック＆レビュー

革新技術の採用可否判断（2010年）

国
の
評
価
・
方
針

革新技術の
成立性見極め（2015年）

革新技術の要素技術開発
実用施設及びその実証施設の概念設計

高速増殖原型炉「もんじゅ」
◆改造工事
◆確認試験

「もんじゅ」における研究開発◆発電プラントとしての信頼性の実証◆国内関係機関との連携◆国際協力

・電気事業者
・研究機関（電中研等）
・国内メーカ ・大学

図１-１

FBRサイクル実用化研究開発計画

・GNEP，
GEN-IV，
INPRO
・二国間協力（日仏，日米等）〜FaCTプロジェクト〜

高速増殖炉（FBR）サイクルの適切な実用化像とそこに至るための研究開発計画を２０１５年頃に提示するため、原子力機構（旧サイクル機構）と電気事業者を中心としたオールジャパン体制で実施してきた「FBRサイクルの実用化戦略調査研究」が、２００６年３月末に、そのフェーズIIを完了しました。その結果、酸化物燃料を用いたナトリウム冷却FBR、先進湿式法再処理及び簡素化ペレッ
ト法燃料製造の組合せが、経済性，安全性，資源有効利
用性，環境負荷低減性，核拡散抵抗性の開発目標への適合性が高く、技術的実現性を含め総合的に最も優れた概念であると評価しました。
総合科学技術会議による第三期科学技術基本計画ではFBRサイクル技術が国家基幹技術の一つに選定され、「原子力政策大綱」に示されたFBRサイクル開発の方向性に従い、２００６年度には国レベルで今後のFBRサイクル技術の開発・実用化に関する議論が行われました。特に、文部科学省 科学技術・学術審議会 研究計画・評価分科会
原子力分野の研究開発に関する委員会では、「FBRサイクルの実用化戦略調査研究」フェーズII成果の評価と今後のFBRサイクル技術の研究開発の進め方が議論され、現在の知見で実用施設として実現性が最も高く今後研究開発を特に進めるべきとして、私たちが最も優れた概念とした上記の組合せを主概念に選定し、革新的な技術の具体化に重点を置き、実用化に集中して研究開発を加速すべきとの方針が示されました。
8 未来を拓く原子力 ２００７

◆ナトリウム取扱技術の確立

概
念
設
計
︵と
２研
０究
１
５開
年発
︶計
画
の
提
示

これまで、FBRサイクル技術の開発については、将来のゴールを明確にするための戦略的な調査研究を中心に実施してきましたが、上記委員会による評価を踏まえた
文部科学省の方針、更には、原子力委員会による「高速増殖炉サイクル技術の今後１０年程度の間における研究開発に関する基本方針」に基づき、私たちは、「もんじゅ」
を始めとした様々な核燃料サイクル研究開発の施設等を活用し、国際協力を積極的に進め、「実用化に集中した技術開発」に開発の段階を移すこととしました。あわせて、「FBRサイクルの実用化戦略調査研究」を「FBRサイクル
実用化研究開発」に名称を改め、英名を Fast Reactor
Cycle Technology Development プ ロ ジ ェ ク ト、通 称
FaCT プロジェクトとし、要素技術に裏打ちされた開発によって、「概念」を「事実」へと具体化していくとの想いを込めました。そして、FaCTプロジェクトの推進のため、研究開発組織を見直すとともに、理事長を本部長とするFBRサイクル技術開発推進本部会議を設置するなど、研究開発部門と研究開発拠点の連携を図り、FBR
サイクルを着実に進めていく体制を整えました。
今後は、図１-１に示すように、要素技術開発等により革新的な技術の具体化を図るとともに、「もんじゅ」における開発成果を踏まえ、２０１５年度に実用施設・実証施設の概念設計と実用化までの研究開発計画を提示できるよう、集中的な研究開発を進めていきます。

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 

 

102

0.3

1

ス 0.2
ペ
ク
ト
ル 0.1
（a.u.）

中性子スペクトル参照値
10

捕
0
獲 10
断
面
-1
積 10
（b）

0.0
40

10-2
10-3

1,000

1,100

1,200

1,300

1,400

1,500

1,600

入射中性子エネルギー（eV）

図１-２

-20
102

２３８

U捕獲断面積のエネルギー依存性（抜粋）

従来の結果
SLAROM-UFの結果
参照値の統計誤差（1σ）

30
参
照 20
値
と 10
の
差
0
異
（%）-10
103

104

105

106

107

中性子エネルギー（eV）

従来の結果
SLAROM-UF使用時

図１-３ 「常陽」MK-I燃料集合体の中性子スペクトルの解析精度
集合体を無限に並べた体系の中性子スペクトル（図上）について、参照値（連続エネルギー・モンテカルロ計算値）との差異を従来の結果とSLAROM-UFの結果間で比較しています（図下）。SLAROM-UFを使用することによって参照値とほぼ一致するまでに精度が向上しています。

実験誤差

1.00
0.95
計 0.90算
値／ 0.85測
定 0.80値
0.75
0.70

小←ボイド領域→大小←ボイド領域→大（ウラン燃料装荷炉心） （プルトニウム部分装荷炉心）

図１-４ 臨界実験でのNaボイド反応度の解析精度
ロシアの高速炉BN-６００を模したBFS臨界実験の解析結果です。SLAROMUF使用時は従来の結果に比べ、解析精度のボイド領域依存性が著しく低減
し、（計算値/測定値）の評価精度も向上しています。

高速炉の炉心解析では１００eV〜数MeVのエネルギーを有する中性子による核反応の取扱いが重要です。そこでは中性子の反応確率（断面積）がエネルギーに対して激しく変動する（共鳴を有する）ため（図１-２）、それをいかに正確に考慮するかがポイントになります。
従来の方法では全エネルギーを７０群に分割し（図１-２のエネルギー範囲は第３６，３７群を示している）、共鳴による影響をあらかじめテーブル化することによって考慮していました。しかしながら、この方法ではNaボイド反応
度で数十％もの誤差が生じ、また、「もんじゅ」等の特定の炉に最適化しているため、大きさや燃料，冷却材が異なる炉心に対する適用性が課題でした。
エネルギーを連続的に扱う計算コード（連続エネル
ギー・モンテカルロコード）も開発されていますが、確率論的な手法であるため、ボイド反応度などの微小量の解析や物理現象の詳細分析には適していません。
そこで決定論的な手法で連続エネルギー相当の精度を合理的に達成するコードを開発しました。
本コードは超微細群（約１０万群）と詳細群（最大９００群）の２種類の計算を組み合わせることによって計算時間と解析精度の両立を図っています。超微細群計算は共鳴が顕著な約５０keV以下のエネルギー領域を対象にし、その群構造は元の核データを忠実に再現できる詳細度を有しています。弾性散乱による減速と吸収反応のみに特化することにより中性子束計算を効率的に実施し、当該領域の実効的な断面積を詳細群構造で作成します。一方、詳細群計算は全エネルギーを対象にし、群構造は５０keV以上に存在する構造材核種（鉄など）の共鳴を精度良く扱える程度の詳細度を有しています。計算自体は従来の方法と同じですが、超微細群計算で求めた実効断面積を反映することによって合理的に精度の向上を図っています。
開発したコードSLAROM-UF（Ultra Fine）の性能を
図１-３及び図１-４に示します。SLAROM-UFを使用することにより、連続エネルギーモンテカルロ計算値相当の結果が得られること、実験解析の結果も従来の７０群構造のものに比べて顕著に改善されることが確認できます。
SLAROM-UFには従来の７０群構造に基づく計算機能も備わっており、機能をフル活用した詳細解析からパラ
メータサーベイなどの簡易計算まで用途に応じて使い分けることができ、高速炉の実用化概念検討や「もんじゅ」の解析等で活用されています。

●参考文献
Hazama, T. et al., Development of a Fine and Ultra-Fine Group Cell Calculation Code SLAROM-UF for Fast Reactor Analyses, Journal of Nuclear
Science and Technology, vol.43, no.8, 2006, p.908-918.
未来を拓く原子力 ２００７

9

 
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照射前

 照射温度 709℃
照射量20.1×1026n/m2

図１-５ 照射前後におけるODSフェライト鋼の微細組織
高速実験炉「常陽」で照射する前と後のODSフェライト鋼（MA957）の微細組織を比較し、メゾスケール（ミクロとマクロの中間）組織に及ぼす照射の影響を評価しました。この材料のメゾスケール組織は、照射前の高シンク（高転位）密度状態
が酸化物によって安定化されているため、高温・重照射後も顕著な微細組織変化は生じませんでした。
2μm

明視野像

暗視野像

g=011

Fe

30ｎm

図１-６ 転位をピニング（拘束）する酸化物の組織写真と当該酸化物の元素分析結果
メゾスケール組織の照射下安定性を維持・向上させている酸化物の効
果を把握するため、ナノスケールレベルでの詳細な組織観察とナノサ
イズ酸化物の構成元素を調べました。照射下で転位をピニングするナノサイズ酸化物はＹとTiで構成されている（FeとCrは母相の成分）ことが分かりました。

酸化物分散強化型（ODS：Oxide Dispersion Strengthened）フェライト鋼は、その名が示すとおり、熱的に安定した酸化物（主要なものとしてY２O３，Ti酸化物及びそれらの複合酸化物）を微細分散させることで高温強度特性を向上させた、耐スエリング特性に優れる原子力材料です。高速炉における燃料要素の高燃焼度化と熱効率の向上の達成には燃料被覆管の高性能化が必須であり、そのためODSフェライト鋼製燃料被覆管の開発を進めています。現在、高速炉実用化に向けて（１）商業規模での燃料被覆管製造技術の確立と、（２）原子炉炉心内で照射されたODSフェライト鋼の性能・特性を最終寿命目標とする
高速中性子照射量（約５．
０×１０２７n/m２）まで段階的に評価・確認していくことが、重要な開発課題とされています。
長期間を要す照射試験及び照射研究の課題に対しては、（）商用材（MA９５７）を用いた極限条件（高温・重照射）でこの種の材料の限界性能を実機材よりも先行して確認し、次いで、（）原子力機構独自の技術で開発した
ODSフェライト鋼製被覆管実機材の照射性能を実証する、という二段階のステップで実用化に必要なデータ取得を進めています。このたび、これまでに例のない高温領域で重照射したMA９５７の組織観察から、ODSフェライ
ト鋼の組織が炉内環境下でも安定であることを明らかに

強度（a.u.）

Cr
Y
Ti

0

5
10
エネルギー（keV）

15

し、製造段階の優れた高温強度特性は極限条件の照射下でも維持されている可能性が高いことを確認しました。
図１-５及び図１-６は、７０９℃で２０．
１×１０２６n/m２まで照射されたMA９５７の透過型電子顕微鏡像で、ODSフェライ
ト鋼の高温・重照射した組織データとしては世界初の大変貴重なものです。図１-５は、強度特性に直接的影響を及ぼすメゾスケール（ミクロとマクロの中間）組織を照
射前と後で比較しています。この組織写真からも、本鋼のメゾスケール組織は高温・重照射した後もほとんど変化せず、高い組織安定性を有し、優れた高温強度を重照射下も維持しうる可能性の高いことが分かりました。一方、図１-６は、フェライト母相にナノスケールで分散する酸化物が転位を拘束している様子（ピニング）を現した組織写真で、元素分析の結果から、これら酸化物の主
要構成元素はＹとTiであることが判明しました。これらの組織観察結果から、ODSフェライト鋼の組織が高温・重照射という過酷な環境下においても高い組織安定性を示す要因は、照射前の高シンク（高転位）密度状態が酸化物によって安定化されているためと考えています。
今後は、独自の技術開発で製造したODSフェライト鋼
被覆管について、照射後物性試験や強度試験等を実施し、この被覆管の性能を評価・確認していく予定です。

●参考文献
Yamashita, S. et al., Microstructural Development of a Heavily Neutron-irradiated ODS Ferritic Steel (MA957) at Elevated Temperature, Journalof Nuclear Materials, vol.367-370, 2007, p.202-207.

10 未来を拓く原子力 ２００７

 

 





図１-７ 燃料サイクル構想
軽水炉燃料サイクル，高速炉燃料サイクル及びMA燃料サイクルからなる階層型燃料サイクルを想定しています。高性能MA
含有燃料の製造工程や再処理工程を、高速炉燃料サイクルと分離させることにより、高速炉燃料サイクルへの負荷を低減することができます。

MA燃料サイクル
MA燃料再処理施設

Pu

MA



MA燃料製造施設

中間貯蔵施設
高速炉

中間貯蔵

高速炉
燃料サイクル

軽水炉

軽水炉
燃料サイクル

高速炉
再処理施設

U

軽水炉
再処理施設
軽水炉
燃料製造施設U

Pu MA（Pu,Am）O2
原料粉

Pu MA

バインダー
粉砕混合
成形

MA-MOX
燃料製造施設

30MPa

粉砕
MgO顆粒
造粒／篩分 125-355mm （スプレードライ）< 125mm
MgO

CeO2

混合

5min

成形

200MPa

予備焼結

800℃, 3hr

焼結1,600℃, 3hr

MgO/（Pu,Am）O2燃料

5 wt.% CeO2-MgO 10 wt.% CeO2-MgO

20 wt.% CeO2-MgO

図１-９ 高性能MA含有燃料の外観写真及び微細組織
割れや欠けがなく、高密度な燃料が得られています。また微細組織においても、
クラックやポアなどは見られず、球状に近いホスト相顆粒が得られています。

使用済燃料に含まれる長寿命かつ高放射性毒性・放射能を有するマイナーアクチニド（MA）のリサイクルは、
環境負荷低減・資源有効利用を前提とした将来の高速炉
燃料サイクルにおいて必要な技術です。このような高速炉燃料サイクルにおける有望なMA含有燃料として、最大５wt.％のMAを添加したMOX燃料の開発が進められています。一方、将来の軽水炉から高速炉への移行期においては、長年蓄積された多量のMAをより迅速に、かつより安全に処理することが望ましいため、MA燃焼の
概 念 と し て、多 量 のMA酸 化 物 と 酸 化 マ グ ネ シ ウ ム（MgO）などのセラミックスやMoなどの金属の母材を組み合わせた非均質型の高性能MA含有燃料が開発されています。この燃料は、MA含有MOX燃料と比較して、多量のMAを添加することができ、熱的特性や機械的特性に優れた燃料を作製できるといった利点があります。また、これらの燃料では製造工程や再処理工程を高速炉燃料サイクルと分離させることにより、高速炉燃料サイクルへの負荷を低減することができます（図１-７）。しかしながら、製造プロセスという観点では、その形態がMOX等の均質固溶体燃料と異なるため、既存燃料作製
技術への適合性はなく、大幅なプロセス変更、若しくは新規なプロセスの創造が必要でした。

図１-８ MgOを母材とした高性能MA含有燃料作製フロー既存MOX燃料作製技術への適合性を目的として、粉末冶金法を用いた工程により燃料を作製しています。

そこで、私たちは、近い将来の高速炉移行期を見据え、とりわけ開発までのリードタイムに着目し、既存MOX
燃料作製技術への適合性を有する高速炉用高性能MA含有燃料の作製技術の開発を行っています。有望なMA含有燃料の候補としてアメリシウム（Am）酸化物のホスト
相とMgO母材を組み合わせた非均質燃料を対象として開発を進めています。本燃料においては、照射による熱的特性劣化などを防ぐためAm酸化物をφ１００μm以上の粒子状とし、これをMgO母材中に分散させた形態としています。図１-８にAm酸化物のホスト相とMgO母材を組み合わせた高性能MA含有燃料の作製フローを示しますが、遠隔操作において実績のある粉末冶金を用いて燃料の作製を行っています。図１-９にAmの模擬材料としてCeを用いて作製したMgOを母材とした高性能MA含有燃料の外観写真と組織観察結果を示しますが、欠けや割れなどがなく、高密度で比較的球状のホスト相顆粒が均質に分散した燃料の作製に成功しました。
今後は、Amを用いた作製試験により、技術的成立性を確認するとともに、これらの試料に対して各種物性の評価を行い、MA燃料サイクルの実現に向けた検討を進めていく予定です。

●参考文献
Osaka, M. et al., Research and Development of Minor Actinide-containing Fuel and Target in a Future Integrated Closed Cycle System, Journal of
Nuclear Science and Technology, vol.44, no.3, 2007, p.309-316.
未来を拓く原子力 ２００７11

 






560
NETFLOW（集合体間熱移行モデル考慮）
NETFLOW（集合体間熱移行モデル無視）

540
C

B

C

B

B
C

B

C
F

SSC-L

集
合 500
体
出
口 480
温
度
460
（℃）

C

B

C

C

C

520

F

C

B

F

C

計測

440

内側炉心燃料
外側炉心燃料420

ブランケット燃料

400

ダミー燃料
熱伝導

0

50

100

150

200

250

300

350

400

経過時間（秒）

中性子源

ラッパー管

500

インター・ラッパー・フロー

制御棒
B
450
集
合
体
出
口 400
温
度
（℃）

1A1 第1層計測値
2A1 第2層計測値
3A1 第3層計測値
4A1 第4層計測値
5A1 第5層計測値
6A1 第6層計測値
第1層解析結果
第2層解析結果
第3層解析結果
第4層解析結果
第5層解析結果
第6層解析結果

図１-１０（上）「もんじゅ」炉心と集合体間熱移行モデル
炉心中央から外側に向かう熱の流れをナトリウムの熱伝導とラッパー
管の外側を流れる低速流れによる熱輸送で評価します。
図１-１１（右上）「常陽」自然循環時の集合体出口温度比較例（第３層）
350「常陽」の１００MW照射炉心で実施された自然循環試験をNETFLOWコードで解析し、モデルの有効性を検証したものです。集合体間の熱移行を無視すると集合体出口温度が過大評価されることになります。
300
図１-１２（右下）「もんじゅ」
４５％熱出力からの炉停止時の集合体出口
0
2,000
4,000
6,000
8,000
10,000
経過時間（秒）温度比較「もんじゅ」の一次系から三次系１ループ分をNETFLOWでモデル化し、以前実施されたタービントリップ試験時の集合体出口温度について解析しました。「もんじゅ」では、スクラム後はポニーモーターで定格の約１/１０の流量で強制循環されていますが、このような低流量時も定格流量時と同じように適切に流量配分が行われており、炉心の中心から外側に向かっての温度差はほとんどありませんでした。このような状況が適切に解析されていることが分かります。

原子炉の主冷却系，補機冷却系などで構成された複雑な流路体系の動特性を手軽に精度良く高速で解析できるようにする目的でNETFLOWコードを開発し、これまでに軽水炉体系や「もんじゅ」の強制循環下の試験解析を通じて良好な解析精度を確認してきました。本コード
は、既に大学院の学生に提供して教育に使用されています。
液体金属炉の自然循環条件下でも精度良く解析できるようにするため、集合体間で生じる熱輸送を考慮した解析を行うためのモデルを提案し、このモデルの妥当性を検証しました。高速炉の燃料集合体は六角形状であり、集合体の周りに存在する集合体６本との伝熱を、集合体の間に存在する液体金属の熱伝導と集合体の回りに生じる低速の流れ（インター・ラッパー・フロー）を考慮し、隣接集合体の熱通過の式を用いて解析するモデルです（図１-１０）。原子炉は、炉中心部の温度が高く、周囲に向かって低下するのが普通です。このため、集合体１本１本を対象にした解析よりも、中心から外側に向かう層ごとに解析するのが現実的です。したがって、各層のドラ
イバー燃料等を束ねた代表流路を１０本程度考えて、その流路に隣接する燃料やブランケット燃料，制御棒，反射体などの種類と本数をマトリクスで構成された情報として解析コードに入力する方法で温度計算ができるようにする方法を考えました。結果は、図１-１１，図１-１２に示すとおりであり、アメリカで開発されたSSC-Lコードと同様に、燃料集合体出口の温度計測値を再現するものとなっています。このモデルによって、集合体出口温度が適切に解析できるようになり、多くの計算時間を要する
三次元解析を行う前に温度挙動が高速で把握できるようになりました。このモデルは、本コードのみならず、一般の一次元動特性解析コードに適用可能なものです。

●参考文献
Mochizuki, H., Inter-subassembly Heat Transfer of Sodium Cooled Fast Reactors: Validation of the NETFLOW Code, Nuclear Engineering and
Design, vol.237, issue 19, 2007, p.2040-2053.

12 未来を拓く原子力 ２００７

 











渦の可視化用ストロボ光源
実験装置
くぼみ渦

液面

レーザシート
可視化用カメラ
流速計測用カメラ

旋回流れ

信号発生器

下降流
くぼみ渦

気泡の巻き込み

データ収録用コンピュータ

図１-１３ 液面に発生した渦によって発生したガス巻き込み

（ａ）

1cm

流速計測用レーザー

図１-１４ レーザーを使用した速度計測システム（ｂ）

速度計測断面

5cm

0.265
m/s

0.265
m/s

0秒

0.000

（水平断面内

4.0秒

0.000

速度分布）

図１-１５ レーザーを使った画像計測から得られた渦周辺の速度分布（ａ）（ｂ）の各右上にある付属図は、計測時の渦の様子と計測位置を示しています。
（ａ）を０秒とした場合、４．
０秒後の（ｂ）
では渦が発達し回転する流速成分が大きくなり、くぼみがより深くなっていることが分かります。

FBR実用化に向けて、炉容器のコンパクト化や冷却系
統の２ループ化等により、経済性向上を追及したナトリ
ウム大型炉が検討されています。このうち、コンパクト化を行うと、これまでの設計例に比べ冷却材流速が増大することになるため、原子炉容器自由液面でのアルゴン
カバーガスの巻き込みの発生防止が設計上の重要課題となっています。特に、図１-１３に示すような、流体中に発生した渦によって液面が変形することにより気泡の巻き込みへとつながる、くぼみ渦によるガス巻き込み現象に関しては、発生条件等が明確になっていません。こうしたガス巻き込みに対する評価手法を確立するためには、その発生条件やくぼみの成長機構等を明らかにする必要があります。そこで、水流動実験を実施し、ガス巻き込み現象の基礎的なメカニズムを把握するために、渦内部の速度計測を行いました。

実際の原子炉で想定される渦は間欠的に発生し、成長、減衰すると考えられることから、渦周囲の速度分布を把握するため、図１-１４に示すような、渦の可視化とレーザーを使用した粒子画像流速測定法による渦内部の速度計測を同時に実施するシステムを考案し、渦の発達段階に応じた速度分布の計測を実施しました。
その結果、図１-１５に示すように、渦による液面のくぼ
み形状とそれに対応した渦内部の速度分布が得られ、ガス巻き込み発生時に、渦周囲の循環とくぼみ深さの両者が相関を持って成長しくぼみ深さが循環に対して遅れて成長することなど、くぼみ渦の発達過程を明らかにしました。試験結果は解析評価手法の検証に用いるとともに、今後、更に詳細な発生条件や流速分布等を調べていき、ガス巻き込み防止の指針作成に役立てる予定です。

●参考文献
Ezure, T. et al., Transient Behavior of Gas Entrainment Caused by Surface Vortex, Proceedings of 5th Korea-Japan Symposium on Nuclear
Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5), Jeju, Korea, 2006, p.94-99.
未来を拓く原子力 ２００７13

 



回転プラグ
炉心槽
UIS
UIS

原子炉容器
UIS切込みもんじゅ

可変アーム方式
燃料交換機
実用FBR

電気出力

280MWe 約5.4倍 1,500MWe

炉容器径

7.2m

約1.5倍

10.7m

物量削減による経済性向上

図１-１７ 燃料交換方式と原子炉容器径

燃料交換機

図１-１６ 実用ナトリウム冷却炉 燃料取扱設備
原子炉容器（R/V）から取り出された使用済燃料は、炉外燃料貯蔵槽（EVST）で崩壊熱を減衰させた後、使用済燃料貯蔵室に保管されます。新燃料は、EVSTにいっ
たん受け入れた後、逆ルートでR/V内に搬入されます。

切込み付きUIS

図１-１８ 炉内切込み付きUISと燃料交換機

ナトリウム冷却炉の燃料交換は、軽水炉とは異なり、化学的に活性なナトリウム環境中で燃料を取り扱うことから、空気から隔離し、一連の動作を遠隔操作で行う必要があります。「常陽」「もんじゅ」では、安全性を確保
しつつ信頼性の高い燃料取扱いシステムの開発が行われてきました。
FaCTプロジェクトで検討を進めている実用ナトリウ
ム冷却炉の燃料取扱設備（図１-１６）は、「もんじゅ」と同様に炉内燃料取扱設備，炉外燃料取扱設備，燃料貯蔵設備等から構成されます。しかし、経済性をより一層追求するため、革新的な技術の採用により、簡素なシステ
ム構成とコンパクトな機器設備の実現を目指しています。
炉内燃料取扱設備は、原子炉容器のコンパクト化のために「常陽」「もんじゅ」と異なる燃料交換方式を検討しています。
「もんじゅ」（２８万kWe）では、燃料交換時に炉心上部機構（UIS）を炉心上部から完全に移動させる必要があるため原子炉容器径は炉心槽径の３倍以上となっています。これに対して、実用ナトリウム冷却炉（１５０万kWe）では、燃料交換機はUISとともに原子炉容器
上部の回転プラグに取り付けられますが、UISに切込み部を設け、燃料集合体の取出し、挿入を行う燃料交換機
グリッパユニット部をこの切込み部内に移動させて交換作業を行うこととしています。本方式により原子炉出力増大に伴う原子炉容器径の増加を抑制することが可能となります（図１-１７）。
燃料集合体を把持するグリッパユニット部の移動は、
燃料交換機本体と結ぶアーム部を伸縮させることにより行います。UIS切込み部は、大型炉の場合で幅約４
１cm，
高さ約５．
９m，奥行き約２．
６mと空間が限られており、この中を移動し、指定された位置の燃料集合体の取出し、挿入が円滑に行えるコンパクトで、剛性があり、かつ高い位置決め精度を持つ燃料交換機の構造検討を行ってきました（図１-１８）。今後、検討した構造をもとに試験装置を製作し、構造及び機能，性能の確認を行うこととしています。
燃料取扱設備については、「常陽」「もんじゅ」での燃料交換経験を反映させるとともに、新しい概念についてはモックアップ試験などの実施による設計データの取得、性能の確認を実施して実機の設計に反映させていくこととしています。

●参考文献
日本原子力研究開発機構, 高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズⅡ技術検討書−（１）原子炉プラントシステム−，JAEA-Research
2006-042, 付属CD-ROM, 2006, 1807p.

14 未来を拓く原子力 ２００７

 







Na付着

Na膜＋キズNa付着

サポートプレート
サポートプレート
Na付着

Na膜
キズ

キズ

伝熱管

Na膜10μm

Na膜100μm（a）原波形

探傷周波数20kHz（ナトリウム付着厚さ10μm及び100μm）

Na膜10μm

Na膜100μm（b）演算後波形

探傷周波数10-20-40kHz（ナトリウム付着厚さ10μm及び100μm）

図１-１９ 多重周波数演算結果

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器伝熱管は、水とナトリウムが伝熱管を隔てて隣接する高速炉特有の機器であり、ナトリウム・水反応事故を未然に防止するため、体積検査（渦電流探傷試験及び超音波探傷試験）を行い、伝熱管の健全性を定期的に確認することが求められています。
検査は、ナトリウムを抜き取った状態で伝熱管の内側に渦電流探傷（ECT）プローブを挿入して伝熱管の厚みの変化をコイルのインピーダンス変化として検知するものです。しかし、導電性物質であるナトリウムが伝熱管外表面に付着残留するとコイルのインピーダンスに影響を与え、伝熱管の健全性を評価する上で難しくなります。
一般的に探傷したECT信号の位相・振幅等の特徴量からキズ信号の抽出・識別を行う場合に、伝熱管を支持す
る支持板による信号を消去するフィルタリング手法として、多重周波数演算法が用いられますが、ナトリウム付
着の影響は考慮されていません。
今回開発した多重周波数演算法には、支持板の信号だ
けでなく、付着ナトリウムの影響を抑制することができ、これまで識別が困難であったキズ信号だけを抽出することが可能となり、正確にキズを評価することができるようになりました。
開発した多重周波数演算法による結果は図１-１９のよ
うになり、ナトリウムの付着厚さの影響も受けずにキズの信号だけが明確に抽出されます。
このように渦電流探傷におけるシミュレーションを活用することで、蒸気発生器伝熱管検査のための有効なツールとして役立てられ、より一層の安全性向上に貢献
していきます。

●参考文献
Mihalache, O. et al., Analysis of Defect Detection in Steam Generator Tubes of FBR, Under Support Plates and in the Presence of Sodium, Using
Multi-frequency Eddy Currents Algorithm, Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE15), Nagoya, Japan,
2007, ICONE15-10211, in CD-ROM.
未来を拓く原子力 ２００７15

 





低温Na（250℃）


ナトリウム流れ方向

試験体の仕様材質：SUS304
内径：66.9mm
板厚：11.1mm
全長：1,600mm

高温Na（600℃）



360
周
方 270
向
の 180
角
度 90
（deg）
0
-100

0

100

200

300

400

500

軸方向の距離（mm）
試験体内面のき裂発生分布

試験体

内面

ナトリウム流動イメージ

正弦波

２成分重畳波３成分重畳波

600

600

600

500

500

500

温
度 400
（℃）

400

400

300

300

300

200

200

200

0

10

20

30

40

0

10

時間（秒）

20

30

40

時間（秒）

き裂断面

0

10

20

30

時間（秒）

図１-２０ 試験部構造とナトリウム温度変動波形

原子力プラントにおいて温度の異なる流体が混合する領域では、流体の温度ゆらぎにより接液する構造材料に
繰り返し熱応力が発生することから、高サイクル熱疲労による破損の可能性を評価する必要があります。これまでに、熱応力は温度ゆらぎの周波数に依存することが明らかにされており、高温構造評価技術の開発において熱応力の評価に周波数効果を取り入れた高サイクル熱疲労評価法が提案されています。そこで、この評価法の妥当性を確認するために、高速炉の冷却材であるナトリウムを用いて温度ゆらぎの周波数特性を精密に制御できる熱疲労ナトリウム試験装置（SPECTRA）を開発し、代表的な構造材料であるSUS３０４鋼に対して熱疲労試験を実施しました。
SPECTRAは、電磁ポンプにより高温（６００℃）と低温（２５０℃）のナトリウム流量比率を連続的に制御して様々な波形と周波数の温度変動を発生させ、構造材料の試験
体にき裂を発生・進展させる熱疲労試験装置です（図１-２０）。
本装置の特徴としては、（１）周波数をパラメータに正弦波状の温度変動を一定流量下で制御できること、（２）熱応力が複雑に分布しないように軸対象な温度変動を試験体に与えることができること、（３）大小の熱応力を軸方向に分布させて１体の試験体でき裂の発生から進展までのデータを効率良く取得できること、（４）周波数の異なる波形を組み合わせて重畳波の温度変動を発生させるこ

40

50μm

き裂破面

20μm

図１-２１ 周波数０．
０５Hz、１６万サイクル試験後における疲労
破損状況
試験体の金属組織観察により、き裂の発生寿命と進展挙動を把握し、破損メカニズムの解明と評価法の検証データを取得します。

とができる等があります。
SPECTRAを用いて周波数を０．
０５〜０．
５Hzの範囲で正弦波状に温度変動させて熱疲労試験を実施しました。
試験は、ナトリウム流量を平均１５０ｌ/minで高温／低温
ナトリウムを逆位相で試験体に流入させて合計流量を
３００ｌ/minに一定に保持しながら、ナトリウム温度を平均４２５℃、振幅２００℃で制御しました。
試験の結果、周波数によって構造材料のき裂発生・進展挙動に違いが現れることが明らかになりました。例えば、周波数０．
０５Hzでは１６万サイクルの繰り返し温度変動を与えたところで試験体の内面から発生したき裂が外面に到達して貫通した（図１-２１）のに対して、周波数０．
２Hzでは２６万サイクルを経過してもき裂は外面まで進展しておらず、両者の疲労寿命に有意な差が生じています。このように温度ゆらぎの振幅が同じであっても、周波数の違いによって構造材料の熱応力が変化して強度に影響を及ぼすことを確認し、解析により予見されていた現象を試験で実証できました。この成果は、高サイクル熱疲労評価法の検証データとして反映されます。
今後は、実際の不規則な温度ゆらぎで生じるランダム
変動での特性を評価するため、短周期と長周期を組み合わせた重畳波の試験に移行し、複雑な温度変動が構造材料に与える波形効果を調べる計画です。

●参考文献
Kawasaki, N., Kobayashi, S., Hasebe, S. et al., SPECTRA Thermal Fatigue Tests under Frequency Controlled Fluid Temperature Variation-Transient Temperature Measurement Tests-, Proceedings of 2006 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2006) /International Council on Pressure Vessel Technology (ICPVT11), Vancouver, Canada, 2006, ICPVT11-93548, 8p., in CD-ROM.

16 未来を拓く原子力 ２００７

 



ACS

IHX

ACS

Ａループ
通常運転
（健全）

R/V

SH
T/G
EV



事故後の
運転状態

SH
EV

 

1,000

逆止弁が閉失敗した場合、 Ｂループの一次主循環ポンプがトリップ
事故ループに逆流が発生
し、炉心流量が減少
IHX



停止
Ｂループ （逆止弁閉失（事故） 敗の場合は
逆流

900

逆止弁
不作動

温
度 800
（℃）

被覆管肉厚中心温度制限値（830℃）

700

IHX
逆止弁 一次ポンプ

一次主冷却系

ACS

二次ポンプ

SH
給水ポンプ

EV

二次主冷却系

水・蒸気系

Ｃループ
通常運転
（健全）
R/V：原子炉容器，
IHX：中間熱交換器
SH：加熱器，
EV：蒸発器T/G：タービン発電機，
ACS：空気冷却器

図１-２２ 一次主冷却系循環ポンプ１台停止事象の説明図

逆止弁
作動
600

0

50

100

150

200

250

300

350

時間（s）

図１-２３ 一次主冷却系循環ポンプ１台停止事象の被覆管肉厚
中心温度
逆止弁閉
⇒成功した場合、炉心健全

起因事業
一次系
１ループ
流量減少

原子炉出力低下
原子炉
トリップ信号

炉心バイパス流防止

制御棒挿入 停止ループ逆止弁閉

成功

炉心燃料

健全

成功
損傷
失敗
成功

原子炉トリップ信号の発信に成功するとインターロックにより一次主循環ポンプ
は全台停止するため。

健全

失敗
失敗

損傷

図１-２４ 一次主冷却系循環ポンプ１台停止事象の事象推移

原子炉施設の安全対策は、（１）異常発生の防止、（２）異常拡大の防止、（３）放射性物質放散の抑制、という三つの段階に対して設けることで、その確実性が高められています。
ではどれほど確実なのか、設けられた安全対策が有効に働かない確率は非常に小さいですが、それを評価するには確率論的なアプローチを用いることが有効です。
この確率論的安全評価の一環として、ATWS発生頻度を評価しています。ATWSとは原子炉の緊急停止が要求された場合に、それに失敗する事象のことをいいます。
ATWSの一つの例として、一次主冷却系循環ポンプが１台停止すると原子炉緊急停止信号が発生しますが、その時に原子炉緊急停止に失敗する場合を考えます。図１-２２に「もんじゅ」に３ループある冷却系のうち、Ｂループの主循環ポンプが停止した場合を示します。通常は、Ｂルー
プにある逆止弁が閉まり、Ａ，Ｃループからの冷却材が逆流し炉心流量が低下することを防止します。このような場合に更に逆止弁が閉まらなかった場合も考慮します。
図１-２３に示す解析により、主循環ポンプ１台停止事象
時の炉心の健全性を燃料被覆管の温度で評価し、原子炉緊急停止信号発信に失敗し逆止弁が作動した場合（閉まった場合）には判断基準以下の温度であることが分かります。
事象の推移は、図１-２４のイベントツリーに示すすべての場合について評価します。主循環ポンプ１台停止による一次系１ループ流量減少によって原子炉緊急停止信号が発信される場合とされない場合を考えます。緊急停止
信号が発生した場合には制御棒が挿入された場合と失敗した場合を考えます。図１-２３の結果を用い、原子炉緊急
停止信号発信に失敗し逆止弁が作動した時は、炉心燃料は健全となります。これらの安全機能が満たされない確率はフォールトツリー解析等で評価され、１回の動作要求に対し１０−１０〜１０−５程度と小さく、それぞれの安全機能は高い信頼性が確保されています。
その他の事象についても評価した結果、「もんじゅ」のATWS発生頻度は１０−８/炉年程度であると推定できます。
本研究によって、「もんじゅ」のATWS発生頻度は十分小さく、異常が発生した場合でも原子炉を安全に停止させる機能には高い確実性が確保されていることを確認し
ました。

●参考文献
Sotsu, M. et al., ATWS Frequency Evaluation of FBR MONJU, Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE14), Miami, USA, 2006, ICONE14-89377, in CD-ROM.
未来を拓く原子力 ２００７17









・予測挙動との差異 ・非対称挙動
温
度

実測データ

予測解析結果試験結果

１．
評価部位選定もんじゅ

安全・安定なプラント運用２．
実機熱過渡解析３．
実機構造解析

B,Cループ
Aループ

時間

熱過渡条件

時間

200

設計（内面）

・実プラント特性の把握
・熱流動解析コード開発・整備・試験時解析／予測解析／詳細挙動把握
・感度解析（余裕要因分析／熱過渡緩和方策検討）
・構造解析モデルの整備
・熱応力解析

外面

150

設計（外面）
相
当
応 100
力
（MPa）

４．
裕度評価
・コスト低減・設計合理化

熱
応
力

設計
熱過渡余裕

累積疲労損傷評価

評価箇所

原
子
炉
容
器
胴

内面

実機（内面）

・実機熱応力 vs 設計評価値・制限値

最適設計

FBR
実用炉

温
度

50

実機（外面）

実プラント
0
時間

・熱過渡緩和方策検討

図１-２５ 熱過渡裕度評価手法「もんじゅ」では、安全・安定なプラント運用、更には安全で経済的な高速増殖炉を建設するための最適設計を行うために、運転を通して得られた実測データを用いて、設計評価を進めています。
「もんじゅ」は、炉心で熱せられた冷却材ナトリウムの温度が５００℃以上の高温となることや、原子炉容器出入口ナトリウムが１００℃以上の温度差を有することから、
プラントトリップ時の厳しい熱過渡の影響を検討して、機器の健全性を確保しています。本評価では、電気出力４０％からのプラントトリップ試験で得られた結果と設計時の解析結果（熱過渡条件）とを比較して設計余裕を評価しました（図１-２５）。始めに「もんじゅ」実機の出力４０％トリップ試験までに得られたデータで把握した実プ
ラント特性を熱流動解析コードに組み込み、試験時解析から解析コードの解析精度を確認するとともに、試験時の機器内部の熱流動挙動の詳細を解析結果から把握しました。次に、同コードで出力１００％のプラント状態からトリップ時の熱流動解析を行い、この結果を構造解析の入力条件とし、熱応力余裕を定量的に評価しました。
試験で得られたデータにおいて、原子炉容器出口ナト
リウム温度は、予測より速い降下を示し、また、蒸発器
給水入口温度は、予測より大きい上昇を示したため、要因を分析し熱流動解析コードの改良を行いました。
原子炉容器出口ナトリウム温度挙動を分析した結果、

0

300

600
経過時間（秒）900

図１-２６ 原子炉容器出口ノズル熱応力解析結果

炉心上部から炉容器出口を通過する高温ナトリウムと低温ナトリウムの流況が影響していることが分かり、その領域の解析モデルを詳細化するなど整備が施され、これにより原子炉容器出口ナトリウム温度の試験結果を良く
模 擬 で き る よ う に な り ま し た。こ れ を 用 い て、出 力
１００％プラントトリップ時の原子炉容器出口ナトリウム温度を解析し、その温度挙動を境界条件として、原子炉
容器出口ノズルの熱応力解析を実施した結果、設計時の評価結果に対して約５０％の応力にとどまり、十分な余裕を有する結果が得られました（図１-２６）。
更に、蒸発器給水管板部の熱過渡を評価するために、伝熱管内の水・蒸気の逆流の解析モデルを追加するなど詳細化し、より正確に蒸発器給水入口温度を把握できるようになりました。これを用いて、出力１００％プラント
トリップ時の熱流動解析を行い、その結果を用いて熱応力評価を実施したところ、給水管板の疲れ累積係数は非常に小さく、制限値１．
０を十分に下回る結果が得られました。
今後、この検討で整備した熱流動解析コードや熱過渡
裕度評価結果は、試運転時の運転計画などに反映していきます。また、本評価で得られた知見を踏まえて、着実に設計技術の高度化を進め、安全・安定なプラント運用
やFBR実用炉の検討に反映していく予定です。

●参考文献
Mori, T. et al., Margin Analysis of MONJU Thermal Transient Base on Measured Plant Performance, Proceedings of 14th International
Conference on Nuclear Engineering (ICONE14), Miami, USA, 2006, ICONE14-89379, in CD-ROM.

18 未来を拓く原子力 ２００７



 




挿入装置

ガードベッセル側

オペレーティングフロア

原子炉容器側

案内管

RV上方
ミラー

複合ケーブル
RV側タイヤ原子
炉容器

ガードベッセルCCDカメラビードセンサ
照明

タイヤ
（前輪）
溶
接

RV下方

線
溶接線

図１-２７ 検査装置の探傷状況（モックアップ設備走行風景）
表１-１

主な検査条件
ビードセンサ

温度

約２００℃

放射線線量率

最大１０Gy/hr

雰囲気

窒素，禁水

遠隔操作

約５０m

狭隘部

約３００mm

照明

RV側タイヤ

図１-２８ 検査装置概要「もんじゅ」では、安全上重要な原子炉容器（RV）に対し、供用期間中検査（ISI）として目視検査を実施します。RVの中には、核燃料と冷却材であるナトリウムが入っています。検査環境は軽水炉とは異なり、人の接近が困難な極限環境です（表１-１）。
そこで、極限環境の中でも遠隔操作により検査ができる検査装置の開発を実施しました。
人の接近できるオペレーティングフロアに設置した検査機挿入装置内のゴンドラを使って、検査装置を案内管内まで降ろします。ゴンドラを出て案内管を自走しながらRVとガードベッセル間の約３００mmの隙間に挿入し、検査箇所まで移動し、検査を実施します。検査装置は、ばねによる押し付け力で自重を支えながら、約５０mのケーブルによる遠隔操作で無軌道の垂直壁面間をビードセンサで溶接部を検出することで、検査対象である溶接線に沿って走行しCCDカメラによる目視検査を行います（図１-２７）。これまでは、３万画素の耐熱・耐放射線
ファイバースコープを用いていましたが、新しく開発した検査装置（図１-２８）には、４１万画素のCCDカメラを冷却しながら利用することで、より精度の高い検査が可能となりました。目視検査では、ナトリウムの漏えい痕等の有無を検査しますが、漏えいに至る前に「きず」が検出できるように、研究開発段階の電磁超音 波 探 触 子（EMAT）を搭載し、より一層の安全性向上の研究開発を継続しています。
今後も、安全性向上を図るために極限環境での検査装置開発に挑戦し続けます。

●参考文献
Tagawa, A. et al., Development of the ISI Device for Fast Breeder Reactor MONJU Reactor Vessel, Journal of Power and Energy Systems,
vol.1, no.1, 2007, p.3-12.
未来を拓く原子力 ２００７19 




原子力発電に伴って発生する高レベル放射性廃棄物を、何万年という超長期にわたって人間の生活環境から隔離しておくための対策が、深地層への埋設処分（地層処分）です。我が国では、ガラス固化体を金属製のオーバーパックに封入した上で、地下３００m以深の安定な岩盤内に、粘土の緩衝材で包み込んで埋設することを考えています（図２-１）。現在、２０３５年頃の操業開始を目標に、実施主体である原子力発電環境整備機構が、処分地の選定に向けた公募を行っているところです。２００７年１月に高知県の東洋町から初めての応募がありましたが、その後の町長選挙を経て４月に取り下げられました。
私たちは、我が国における地層処分の技術的信頼性を更に高めるため、様々な観点からの基盤的な研究開発を継続しています。
まず、地層処分の舞台となる深地層を総合的に研究するため、花崗岩を対象とした岐阜県の瑞浪超深地層研究
所と、堆積岩を対象とした北海道の幌延深地層研究所の二つの深地層の研究施設計画を進めています（図２-２）。
現在、坑道を掘削しながら調査を行う段階に入っており、２００６年度には、それまで進めてきた地上からの調査による成果を取りまとめ、報告書として公開しました。
また、深地層の環境については、断層活動や火山活動な
どの天然現象を対象とした研究をあわせて行っています。
一方、茨城県の東海村では、人工バリアの長期性能や放射性物質の溶解・移行に関する実験データなどをもとに、深地層の研究施設で得られる情報も活用して、地層処分の工学技術や安全評価のための手法の高度化を進めています。２００６年度には、安全評価のツールとして重要

安定な地質環境
ガラス固化体オーバーパック（炭素鋼など）緩衝材（地下300m以深）（ベントナイト粘土＋ケイ砂）

図２-１

地層処分システムの基本概念

な拡散データベースを公開しました。
更に、このような研究開発成果に基づき、地層処分の安全確保にかかわる様々な論拠や科学的知見などを知識ベースとして体系的に管理し、伝達・継承していくための知識管理システムの開発を進めており、２００６年度にシステムの基本設計を行いました。
地層処分に関する基盤研究開発は、私たちのほか、資源エネルギー庁の委託事業として複数の研究機関により進められており、これら全体を効果的に進めるために発足した「地層処分基盤研究開発調整会議」では、２００６年
度に地層処分に関する基盤研究開発の全体計画を策定
し、２００７年３月に報告会を開催して公開しました。

原子力機構の研究開発施設
東濃地科学センター（岐阜県土岐市，瑞浪市）【知識管理システム】●瑞浪超深地層研究所（対象：花崗岩）（イメージ図）幌延深地層研究センター（北海道幌延町）●幌延深地層研究所（対象：堆積岩）（イメージ図）東海研究開発センター（茨城県東海村）●地層処分基盤研究施設（エントリー）●地層処分放射化学研究施設（クオリティ）
クオリティ

連携・協力
関係研究開発機関
図２-２

地層処分技術に関する研究開発の体制

20 未来を拓く原子力 ２００７

エントリー

知
識
ベ
ー
ス

・
ドキュメント・データベース
・シミュレーション
モデル／解析結果
・エキスパート
システム・多様な論拠・経験・ノウハウ

処分事業

安全規制

 


地層処分
基盤研究開発調整会議

JAEA
ナレッジオフィス
知識マネジメント ・知識創造戦略／マネジメントのアプローチ
・分析・評価システム
・知識マネジメントツールの開発
・QA、
履歴管理、
セキュリティ

コミュニケー
ションシステムユーザー

図２-３ 知識マ
ネジメントシステムの基本設計
論証１に対する反証１に対し、論証２〜５により論証１を防御していることを示している

地層処分技術の知識ベース

要件・要望
長期的な地層処分プログラムの目標（革新的知識創造によるブレークスルー）

反証

鉄の腐食データはたかだか
数年の実験で測定されたものであり1000年間に外挿することは誤りである

研究開発
セクター

論証支援
ツール

・論証モデルの開発
・論証スキームの検索・論証に関する仮説生成など

コミュニティ
支援ツール

知識協働
支援ツール

・外部専門家/非専門家のポータルサイトなど・地層処分研究開発専門家のポータルサイト
・知識協働ツールの開発など

品質管理フィルター1

不支持
論証３

地下に埋設された1000年以上前の古代の鉄器がほとんど腐食せずに保存されている事例がある

短期的な試験で測定された腐食速度データを長期にわたって用いることはむしろ保守的である

論証４

論証５

鉄の腐食によって保護的に働く
腐食生成物層が成長することが実験で観察されている

ナレッジオフィス
機能を支援

支持

論証２

グローバル
知識ベース
Web

図２-５ マネジ
メント機能の基
本構成の例

セーフティケースの論拠となり得る知識の抽出

品質管理フィルター2
基盤知識として保存すべきものの抽出

地層処分技術 知識のの知識ベース 生産・保管

私たちは、地層処分の長期的な安全確保と長期間にわたる事業全体に対する信頼を支える上で関連する技術的
成果を知識基盤として整備し、常に最新の科学技術の知
見等を取り込みながら、次世代へ継承するため、知識マ
ネジメントシステムの開発を行っています。
これまでも、実際の研究開発の場における組織的な取組として、個々の研究者が持っている知識を共有・活用・
統合・継承する努力が行われてきましたが、長期にわたって、しかも急激に増加し続ける多様な分野の知識を、様々なステークホルダーが活用できるようにするとともに、次世代に継承するためには、これをシステム化
していくことが重要です。このため、私たちは、知識創
出・伝達の場となる協働作業を支援する枠組み（知識マ
ネジメントシステム：KMS）の基本概念を提案しました。
KMSの基本概念は、構造化した知識を収納する知識ベース、シンクタンクや研究開発セクターなどの知識創造、ユーザーであるステークホルダーとのコミュニケーショ
ン、全体をマネジメントするナレッジオフィスなどの機能で構成されます（図２-３）。
２００６年度は、このKMSの基本概念を具体化していくた
めに必要な個々の機能の設計、個々の機能の実現に必要な技術・手法の検討など基本設計を行いました。
KMSの基本設計では、「地層処分は長期的に安全である」ことを主張するセーフティケースの内容を、主張の根拠となる種々の「論証」とある論証に対して考えうる「反証」との連鎖で表現する（以下、論証モデル、図２-４に一例を示す）ことにより、知識ベースに格納されている地層処分技術に関する知識が、セーフティケースの構築という観点からどのように利用されているかをユーザーが理解できるようにするとともに、新たに生産すべ
き知識は何かを明らかにすることができるよう工夫して

図２-４ 論 証
モデルの例

論証

反証１

焦点を絞った新たな知識の（知識創造による創造
漸進的発展プロセス）
トレーニング
予見される
要件と知識
スタッフ

シンクタンク

人工バリアからの放射性核種の漏洩は十分に低減される
論証１
1000年間はオーバーパック
が放射性核種を密閉する

知識ベースにおける主要な知識の欠落

ユーザーフレンドリーな
知識提供
・実施主体
・規制機関
・学術的な専門家（地層処分分野，
その他の分野）
・公衆
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・

評価
委員会





デジタルライブラリ/
ストレージサーバー
・技術メモ
・研究・技術報告書
・マニュアル/トレーニング資料
・素データ/処理データ など

試験期間中の鉄の腐食速度は、腐食生成物層のために時間とともに低下することが確認されている

共用ユーティリティ
・検索エンジン・テクスト自動翻訳
・テクスト自動要約 など

図２-６ 知 識
ベ ースの基本
構成の例

エキスパートシステム
ライブラリ
・シナリオ解析
・構成設計
・地質環境アノマリ検出 など

います。そして、こうした論証モデルによって知識をコ
ンピュータ上で適切に取り扱うためのマネジメント機能（論証支援ツール，知識協働支援ツール，コミュニティ支援ツール）を提示しています（図２-５）。
論証支援ツールには、論証モデルを作成するために必要な論証スキーム（論理構成のパターンを示したもの）、
論証に関する仮説生成を支援する機能、論証モデルを表示する機能が含まれます。知識協働支援ツールは新たな知識の生産に関わる原子力機構の専門家の知識協働のためのポータルサイト、コミュニティ支援ツールは実施主
体や安全規制機関等の外部の専門家や非専門家とのコ
ミュニケーションのためのポータルサイトを提供します。これらのポータルサイトを介して、実施主体や安全規制機関等のステークホルダーは、論証モデルなどを参照しつつ、セーフティケースの論理構成について議論をし、必要となる知識に関する要望や要求を行うことが可能となります。また、これらの機能を通じて更新された
知識は、新たに知識ベースに収納され、論証モデルの更新に反映されます（図２-５）。
知識ベースには、知識の生産を支援するために必要な専門家の経験・ノウハウが、エキスパートシステムとして含まれます。知識ベースの基本構成（図２-６）に示す
ように、デジタルライブラリ／ストレージサーバーに収納された知識とあわせて、共用ユーティリティを介してエキスパートシステムライブラリを利用することが可能となります。
今後は、KMSの基本設計に基づき、最新の知識工学の技術を活用したインテリジェント化を具体的に進めるた
めに全体構造及び個別機能の詳細化を行い、２０１０年度を目途にプロトタイプを開発する計画です。

●参考文献
梅木博之, 大澤英昭ほか, 地層処分技術に関する知識管理システムの基本的概念, JAEA-Research 2006-078, 2006, 45p.
未来を拓く原子力 ２００７21

 







Step1
火山によって影響を
受ける領域

火山
天然現象，
地質構造及び地球科学に関する研究成果
など

堆積層

熱水流動系

「天然現象が発生したらどうなるか？」の記述

熱水流動系

評価したい場所

Ｔ：温度

250

300〜100℃（10℃/100m以上の地温勾配）
100〜50℃（5〜10℃/100mの地温勾配）

300℃超、600℃程度まで上昇

温 200
度
︵ 150
℃ 100
︶
50

0

20 40 60 80 100 120 140 160 180 200 220

最寄り火山からの距離（km）
12

解
析
図
な
ど
の
統
合

10

Ｈ：水理

10-9m s-1オーダー

地盤が著しく劣化

Ｃ：水質

Step3

4

50℃〜（3℃/100m程度の地温勾配
による温度）

Ｍ：力学

Ｃ：pH

8

pH 6

母岩

マグマ溜まり

Step2
300

0

河川

帯水層

火山ガス

SO42-卓越Cl-卓越HCO3 卓越

酸性：pH4.8以下
中性〜弱アルカリ

2・温度−水理−力学−化学（THMC）
で分類・把握し、整理・いろいろな解析図の作成「評価したい場所」の地質環境条件の抽出と設定
Ｔ：50〜100℃程度（地表下1,000m）→保守的に90℃に設定
Ｈ：10-10m/sオーダーの流速（平均的な岩盤よりも１桁程度速い流速を推定）→保守的に透水性をレファレンスケースに対して最大３桁高い側に設定
Ｍ：変化無し、あるいは透水性を高める程度の割れ目あり→変化なしとする
Ｃ：Cl-あるいはHCO3-タイプ、pHは弱酸性〜中性→上記の記述のとおり、弱酸性でCl濃度が比較的高い水質を設定

例えば、・第四紀火山の位置情報
・温泉やボーリングの位置情報、温度データ、水質データなど「評価したい場所」に処分場があった場合どのような影響が及ぶのかを評価します。
具体的には、抽出／設定されたTHMC条件を用いて、シナリオを作成したうえ解析用の数値（例
えば、核種移行パラメータなど）を設定し、影響評価を実施します。

0

0

20

40

60

80 100 120 140 160 180 200 220

最寄り火山からの距離（km）

図２-７

Step4, 5

天然現象が地質環境や処分場に与える影響を現実に即して把握する方法のイメージ（火山・熱水活動の例）

高レベル放射性廃棄物地層処分の安全性に影響を与える可能性のある天然現象について、それに起因する地質
環境や処分場への多様な影響を現実に即して把握し、評価する技術を整備しました。
原子力機構（旧サイクル機構）が取りまとめた「地層処分研究開発第２次取りまとめ」では、処分の安全性に対する擾乱要因として天然現象（火山・熱水活動，地震・断層活動，隆起・侵食／気候・海水準変動）に起因する処分への影響を、保守的かつ簡略的な評価シナリオ
やモデルを構築して例示しました。これらの検討は、場所を特定しない段階のもので、処分場が被る影響の特徴を代表的に捉え、取り扱ったものでした。
現実的には発生する天然現象は多様であり、それに起因する影響も強弱を含め多様です。そのため、今後は、
具体的な場所の選定に応じて明らかになる固有の特徴や条件に即した現象と影響を把握する必要があります。
そこで、私たちは、地球科学に関する事例研究の成果を反映して、天然現象の発生に伴う処分への影響を現実的に取り扱う評価シナリオやモデルを設定する手順を開発しました。具体的には、次の手順です（図２-７）。
Step１：どんな天然現象がどのように発生するかの記述
Step２：地質環境条件がどの程度変化するかの検討
Step３：地質環境条件の変化のパターン分類
Step４：評価シナリオ及びモデルの設定

Step５：影響解析の実施
この手順のうちStep１と２は、図２-７のとおり、天然現象を始めとする地球科学に関する事例研究の成果を活用します。また、Step２では、地質環境条件の変化を温度（T：地温など），水理（H：地下水流速など），力学（M：岩盤の物性など），化学（C：地下水の水質など）、
すなわちTHMCで分類して把握し、整理します。Step３
では、評価シナリオやモデルを設定しやすくするために、地質環境条件の変化をパターン分類します。最後に、Step４と５では、パターン分類した地質環境条件を用いて評価シナリオやモデルを作成し影響解析を実施します。
本検討により、地球科学に関する研究成果の適切な組込みができるようになり、今までよりも多様な天然現象とそれによる地質環境条件への影響を現実的かつ具体的な把握ができるようになりました。また、現象の発生から影響評価までの展開が明示され、より現実的な評価シ
ナリオやモデルの構築ができるようになりました。更に、これらの検討を通じて提示される必要な知見・デー
タの過不足や着目すべき点などの情報についてTHMC
を介して地球科学に関する研究にフィードバックすることにより、今後の研究計画の立案などに効果的に寄与す
ることできると考えられます。

●参考文献
Kawamura, M. et al., Study on Evaluation Method for Potential Impacts of "Natural Phenomena" on a HLW Disposal System, Proceedings of East
Asia Forum on Radioactive Waste Management Conference, Taiwan, 2006, p.350-367.

22 未来を拓く原子力 ２００７

 



日本の地下水条件における硫化物濃度最大値

試験後試験片外観（30×30mm）［Na2S］=0M

実測最大値［Na2S］=0.001M［Na2S］=0.005M

2

10

銅オーバーパック［Na2S］=0.1M

r2 r1

101

2.2μm/y0.55μm/y
0.088μm/y

10-2

硫化物
拡散

80℃人工海水
窒素雰囲気
ベントナイト中

10

0

200

400

600

理論上の最大値

107

緩衝材

15μm/y

平
均
腐
食 100
深
さ
（μm） -1



106

貫
通
5
ま 10
で
の
時
4
間 10
︵
年
︶
3
10

800

試験期間（日）r1：オーバーパック外径（410mm）
r2：緩衝材外径（1,110mm）

102 -6
10

10-5

10-4

10-3

10-2

10-1

地下水中硫化物濃度（M）

図２-８ 純銅の腐食に及ぼす硫化物濃度の影響
腐食量は硫化物濃度が高いほど大きくなります。試験後試
験片の外観を見ると、硫化物濃度が高いほど黒色の腐食生成物が厚く形成されています。この腐食生成物はＸ線回折より、Cu２Sであることが確認されています。

オーバーパックはガラス固化体を収容する処分容器のことで（図２-１）、少なくとも１０００年間、地下水とガラ
ス固化体の接触を防ぐ機能が期待されています。その材料として、これまで、炭素鋼を中心に検討してきており、深部地下水環境での腐食挙動など、具体的なオーバーパック設計に反映できる知見が整備されてきました。一方、オーバーパックに対して１０００年を大きく超える寿命を期待することができれば、処分システムの信頼性がより向上します。炭素鋼の場合、深部地下水環境での腐食
速度は１年間に数μm以下であり、１０００年間は十分に健全性を維持できると評価していますが、現時点では数万年を超えるような極めて長い寿命を期待することは困難です。そこでチタン，銅など代替材料の検討も進めています。
代替材料のうち銅は、一般的な天然水環境において、低酸素環境であれば水と反応しない、すなわち腐食しないという特徴があります。地下深部は本来、酸素濃度が極めて低い環境ですので、条件次第では半永久的な寿命を達成することも不可能ではありません。しかし、低酸
素環境における銅の化学的な安定性も、硫化物（H２S，HS−，S２−）が存在すると失われてしまい、激しく腐食す
る場合のあることが知られています。そこで私たちは硫化物による銅の腐食への影響について検討を進めています。一例として、硫化物の濃度と純銅の腐食速度の関係
を実験で調べると、図２-８のように、濃度とともに腐食速度が増加する現象が確認されました。硫化物濃度が０．
００１M程度であれば腐食速度は１μm/年未満、単純に

図２-９ 腐食量評価モデルの模式図と硫化物濃度に対する銅オー
バーパック推定寿命（貫通までの期間）
緩衝材からオーバーパック表面への硫化物供給量を腐食量に換算
し、腐食量が１０mmに達した時点で貫通すると仮定しました。硫化物濃度が０．
０００６M以下であれば１０万年以上の寿命を達成できる可能性があります。

外挿すると１０００年間でも１mm未満です。銅オーバー
パックの腐食しろは数cmありますので、この程度の濃度条件であれば１０００年間より長期の寿命を達成できる可能性があります。次に、銅オーバーパックがどの程度の寿命を達成できる可能性があるのか、実際の処分システ
ムを想定してモデル計算を行いました。オーバーパックの周りはベントナイトを主成分とした緩衝材で覆われているため、硫化物は緩衝材中を移行（拡散）してオーバーパックに到達し、腐食反応を起こすと考えられます。したがって腐食速度は緩衝材中の移行速度によって制限されます。オーバーパック表面への硫化物の供給速度を腐食速度に換算して腐食量を求め、硫化物濃度とオーバーパック寿命の関係を求めると、図２-９のようになります。我が国における一般的な地下水中硫化物濃度の実測
最大値は０．
０００３M程度ですので、この程度の濃度条件であれば数十万年の寿命を達成できる可能性があります。
しかし、微生物の活動による影響など潜在的な硫化物濃度上昇を考慮すると、理論上は最大約１００倍の濃度が算出され、この場合はそれほど長期の寿命は期待できません。
以上のように、銅は環境条件次第では極めて長い寿命を達成する可能性を秘めていますが、オーバーパック材料として選定する場合は地質環境条件とその長期的な変遷を十分見極める必要があります。今後も銅の腐食挙動に関する知見を拡充し、地質環境条件に応じた材料選定，オーバーパック設計，長期健全性評価に反映させる
予定です。

●参考文献
谷口直樹ほか, 低酸素濃度環境における純銅の腐食挙動に及ぼす硫化物の影響と銅オーバーパック寿命の超長期化の可能性, JAEA-Research
2007-022, 2007, 64p.
未来を拓く原子力 ２００７23

 


表２-１









拡散データベースの構成内容（一部）

データ名

内

容

De

実効拡散係数De information

境界条件，溶液の撹拌状況など

Type

酸 性 結 晶 質 岩，塩 基 性 結 晶 質 岩，堆 積 岩（砂 質 岩類），堆積岩（泥質・凝灰質岩類），緩衝材など

Element

元素名

Species

化学種

Solid information

試料の産地，種類，試料ディスクサイズや形状，前処理の有無，混合物，鉱物組成，粒径，等電点など

Dry Density

乾燥密度

Porosity

間隙率

Experimental
methodIn diffusion法，through diffusion法，Back to back法など，実験方法を選択

Solution Index

試験溶液種類Tracer

使用したトレーサの種類と濃度

Contact time

試料内拡散に供した時間

Temperature (C)

試験系の温度Redox condition

Eh（vs SHE），雰囲気条件（還元又は酸化），還元剤
使用の有無・種類・濃度などを記載

Author

参考文献；著者

Title, Vol., Num.
etc.

参考文献；タイトル，巻，号など

publication year

参考文献；発行年

Others

その他の補記情報

Quality
information

データの品質に係る情報

データ種類選択（緑色枠）（岩種・ベントナイト，
試料
種類・元素名等）

数値範囲指定（赤色枠）（乾燥密度，間隙率等）

文字列指定（青色枠）（著者・文献タイトル等）

図２-１０ データ検索条件設定のインターフェース（主要検索項目）

私たちは、地層処分の安全評価に係る研究に貢献するとともに、同分野の研究者ほか広く一般に対して成果を公開し、有効に活用されることを目的として、種々の核種が物質中を拡散・移行する際の評価に活用可能な物性値の一つである拡散係数に注目し、その調査結果のデー
タベース方式による管理・活用を行うためのシステム（DDB：Diffusion DataBase system）を構築しました。
拡散係数及び関連する付帯情報（試料の間隙率，実験
方法，溶液組成等；表２-１）は、原則として公開文献を調査・整理することで入手します。DDBは、これらのデータを一括して管理するとともに、検索条件設定のインターフェースを通じて、使用者が必要なデータを抽出することができます。データには、情報源となった文献情報も記載されていることから、必要に応じて原著にさかのぼって詳細に調査することも可能です。DDBに登録しているデータは、「地層処分研究開発第２次取りまとめ」における活用を目的として整備した、１９８０〜１９９８
年に公開された文献から調査した、我が国の岩石中における性能評価対象元素の拡散係数（約３００件）です。
DDBは、取り扱い可能なデータ項目を、先述した拡散係数及び付帯情報の管理を目的として広範囲に用意しており、核種の拡散係数に係る一連のデータを網羅的に管理可能な仕様としました。DDBの公開のため、主にデー
タ検索・表示フォームの刷新を行いました。本改良により、検索条件を画面から選択して指定したり、イオン濃度等の数値データに対して、数値範囲を指定したりすることが可能になるとともに、文献の著者及びタイトルなど多岐にわたる項目を文字列指定で同時に検索できるように改良を実施しました（図２-１０）。構築したデータ
R Office Accessで動作す
ベースシステムは、Microsoft ○る 形 式 と し、原 子 力 機 構 のWebペ ー ジ（URL:http://
migrationdb. jaea.go.jp/）に お い て 公 開 し て い ま す。
DDBは、更に適用範囲の拡大を目的として、緩衝材中における性能評価対象元素の拡散係数と、関係する付帯情報を調査・整備中であり、近日中にデータを追加登録し、公開する予定です。

●参考文献
栃木善克ほか, 主要岩石及び緩衝材中の核種の拡散係数データベースシステム（2007年公開版／仕様）, JAEA-Data/Code 2007-010, 2007, 14p.

24 未来を拓く原子力 ２００７

 




川

木曽

図２-１１ 大湫盆地の位置と、周辺の地形
大湫盆地は、岐阜県瑞浪市の木曽川と土岐川に挟まれた丘
陵の山頂部近くに位置してい
ます。

大湫盆地

川

土岐

1km

（a）
0

カ
ト バ
ツ モウ ノガ ミヒ キ

ニ
レ
ハ ー
ツ ケ コ
バ ヤ ナ
ミ キ ラ

ブ
ナ

ス
ギ

ク
マ カ
シ エ
デ デ

マ
ツ

ハ
ン
ノ
キ

（b）
火山灰

0

K-Ah

火山灰
0

大湫の古気温（℃）
510

世界的な気温変動
寒

暖
MIS1

2

50

50

図２-１２ ゴヨウマツ亜属の花粉化石（写真提供：岡山理科大学 守田益宗准教授）

K-Ah
AT

AT

15

2μm

3
4

K-Tz

100

年
代
︵
× 150
千
年
前
︶ 200

100

5.1
5.2
5.3
5.4

K-Tz

年
代
︵
× 150
千
年
前
︶ 200

5.5
6

?

7.1
7.3
7.5

250

250

8

Tky-Ng1

300

300

Tky-Ng1

8.5

図２-１
３ ボーリングコア中の花粉の種類と構成比から推定された古気温
変化（a）主要な花粉の構成比の変化（横軸は主要樹木花粉の合計を１００としたときの百分率）（b）モダンアナログ法により復元された大湫の古気温の変化（緑）と、深海底コア中の堆積物を用いて復元された世界的な気温変化（紫）Martinson et al.（1987）による
20 20 40 40

4040

寒冷な環境の樹種

40 802040 80

40 80（%）

湿潤な環境の樹種

高レベル放射性廃棄物の地層処分においては、将来の地形変化が地下水の流れなどへと及ぼす影響を評価する必要があります。気候変動は地形の形成過程を支配する要因の一つで、過去の地形変化と気候変動を同時に復元することにより、将来の地形がどのように変化していくかを予測することが可能になると考えられます。
私たちはこのような研究開発の一環として、岐阜県瑞浪市大湫（おおくて）盆地（図２-１１）においてボーリン
グ掘削し地層の試料を採取しました。その中に含まれる樹木の花粉（図２-１２）の種類とその量を調べ、中部地方
における大昔の気温変化の様子を推定しました。大湫盆
地では、約３０万年前以降のほぼ連続的な気温変化を復元することができました。
気温復元の結果、約３０万年前までは、ブナやハンノキが自生する温暖な気候であり、その後、温暖化と寒冷化が数万年〜１０万年間隔で繰り返されたことが分かりました。特に、約１５万年前の中部地方は氷河期にあたり、ツガやモミ，トウヒなどが自生する亜寒帯の風景が広がっていたと考えられます。
復元された大湫盆地の過去約３０万年間の気温変化は、深海底にたまった堆積物の分析から明らかにされている
世界的な気温変化とおおむね一致しており、内陸部にある中部地方においても気温変化は世界的な気温変化に連動していたことが分かりました（図２-１３）。
日本の内陸部で３０万年間もの長期間にわたってほぼ連続的に気温変化が復元できた例は、これまでほとんど報告されていなかったものです。このような良好な結果が得られたのは、丘陵地の頂上近くに位置し、流れ込む河川がほとんどないという、大湫盆地の特異な地形のおかげです。内陸の盆地に、そのような古気候復元に適した場所があることが今回の研究で初めて明らかになり、今後の古気候の研究に新たな知見を提供することになりました。今後は、この研究で得られた気候変動が、地形変化過程にどのような影響を及ぼすかを明らかにするために、東濃地域を事例として、過去の地形とその変化の様子を復元する調査を行う予定です。

●参考文献
佐々木俊法, 守屋俊文ほか, 東濃地方内陸小盆地埋積物の分析による過去３０万年間の古気候変動, 第四紀研究, vol.45, no.4, 2006, p.275-286.
未来を拓く原子力 ２００７25

 




（a） S←CDP No.
→N
10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120 130 140 150 160 170

0.0
0.1

時 0.2
間
︵
秒 0.3
︶
0.4
0.5

CDPの間隔：5m
S←（b） 204060

CDP No.
→N
80 100 120 140 160 180 200 220 240 260 280 300 320

0.0
0.1

時 0.2
間
︵
秒 0.3
︶

地層境界に対応する反射面

0.4

瑞浪市発行の2,500分の1都市計画基本図（1999年測量）に加筆

0m

100m 200m 300m 400m

0.5

CDPの間隔：2.5m

図２-１４ 調査位置
掘削工事の振動を観測するために、地表に並べて設置している
受振器の位置を示しています。受振器は、図中の青色実線部に１０m間隔で設置しています。

図２-１５ 掘削振動の観測データから作成した反射断面（a）と過去に実施した反射法地震探査による反射断面（b）（a）の黄色破線及び矢印は、確認できる反射面の位置を示したものです。

高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発として、地下水の流れに影響を与える地質構造を空間的に精度良く把握することは、地質構造モデルを構築する上で重要です。地質構造を調査する手法としては、空中から調査するリモートセンシングや空中物理探査、地上から調査する地上物理探査、地表踏査及びボーリング調査などがありますが、ここでは、地上物理探査の一つである弾性波を利用した調査手法として、坑道掘削工事の振動を利用した地質構造調査技術について紹介します。
現在、瑞浪超深地層研究所では、研究坑道の掘削工事を実施しています。掘削工事では、掘削のための発破やズリ出し，ボーリング掘削などの様々な振動が発生しています。本研究は、これらの振動（弾性波）を利用して、地質構造を調査するというものです。弾性波を利用して地質構造を調査する代表的な手法としては反射法地震探
査があります。これは、地上に受振器を並べて設置し、ほぼそれに沿って一定間隔で地上から地下へ人工的な振動を発振して、地下から反射してくる振動を地上で観測して地質構造を把握するという手法です。本研究で紹介する手法は原理はこれと同じで、図２-１４に示すように、立坑を中心として地上に放射状に受振器を設置して行います。反射法地震探査と異なる点は、地上の受振点に沿った発振がないということです。したがって、そのままでは、反射法地震探査と等価な結果を得ることはできません。そこで、発破振動に対する観測データから、すべての受振点について、その一つを発振点とし残りを受振点とした場合のデータを計算（相互相関処理）により求めて、反射法地震探査と等価な観測データを作成します。図２-１５は、図２-１４のNo.４測線とNo.１測線で観測したデータを基に上記の計算を行い、作成した反射断面（a）と過去に実施した既存の反射法地震探査の反射断面（b）を表示したものです。図のように、既存の反射断面で認められる地層境界に対応する反射面が、掘削工事振動を観測したデータから作成した反射断面においても確認することができました（図２-１５（a）の黄色破線及び矢印）。以上のことから、このような調査手法により通常の反射法地震探査と同等な地質構造調査が行えることが期待されます。
今回は１回の発破振動を観測データとして利用しましたが、今後は、掘削工事で発生する様々な振動を利用して観測データの質を高めることで、より明瞭な反射断面を得ることができると考えられます。この調査手法は、基本的に受振点が設置できれば良いので、反射法地震探
査では発振点の問題などで調査が困難な場所であっても容易に調査を行うことが可能であり、図２-１４のように放射状あるいは面的に受振器を設置しておけば調査の三次元化も容易に行えるなどの利点を持っています。

●参考文献
Shiraishi, K., Matsuoka, T. et al., Seismic Interferometric Imaging from a Point Source in the Ground, Journal of Seismic Exploration, vol.15, 20062007, p.323-332.

26 未来を拓く原子力 ２００７

 







N
ME03

N

50μradME02

30μrad30μradN

10μrad20μradW

10μrad
W

I1

E

200

掘削開始
排水停止
排水再開

掘削開始
排水停止
排水再開

（m） 0

N

20μradME05-200
50μrad60μrad40μradE

主立杭
換気立杭
傾斜計設置孔
遮水性断層
瑞浪超深地層研究所
研究所用地

10μrad

主立杭
換気立杭
傾斜計設置孔
遮水性断層

D2
-400

30μrad
W

D3

ME03

ME04
I2

ME05

ME04

ME02
D1

S

S
N

W

400

E

E

-400

-200

0

200

400

（m）
掘削開始
排水停止
排水再開

S

掘削開始
排水停止
排水再開

S

図２-１６ 傾斜計での観測結果
研究坑道の掘削、立坑からの排水停止、立坑からの排水再開（２００５年１０
月〜２００６年５月）による地下水の流れの変化に対応して、地表の傾斜方
位、傾斜角度が変化しています。円の大きさは傾斜角度を示します。

高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開
発では、地下深部における地下水の流れを評価することが重要となります。また、地下に大規模構造物を建設する場合には、環境保全の観点からも地下水の流れを評価しなければなりません。
地下水の流れを評価するためには、岩盤の透水性（水のとおりやすさなど）や間隙水圧（岩盤中の地下水の水圧）の分布を調べるとともに、透水性が異なるような地下水の流れを支配する構造（水理地質構造）の分布を推定する必要があります。一般的には、地下水の流れを評価するために必要な情報は、ボーリング孔を用いた調査や観測によって取得されます。しかしながら、深度数１００m規模のボーリング孔を用いた調査や観測を数多く行うことは多大な時間や費用を必要とすることから、
ボーリング孔での調査、観測から得られる情報を補完する簡便な方法の開発も重要な課題となっています。
私たちは、地表からの観測によってボーリング孔で得られる情報を補完する手法の一つとして、地表でのわずかな傾斜の変化から地下深部の地下水の流れに影響を与える大規模な水理地質構造を推定する手法の開発を東北大学との共同研究で実施しています。
本研究では、ボーリング孔での試験や大規模構造物の建設に伴う湧水などによる地下深部の地下水の移動によって生じると考えられる地表の微小な傾斜の変化か
ら、地下深部の地下水の体積の変化を推定するための逆

図２-１７ 地表の傾斜データを用いた逆解析の結果
研究坑道掘削期間（２００５年４月〜２００６年４月）の地表の傾斜データを用いた解析結果です。図中の数値は単位岩石体
積当たりの地下水体積の変化を示し、D１，D２及びD３は地下水体積の減少領域（寒色系）の中心を、I１，I２は地下水体積の増加領域（暖色系）の中心を示します。

解析手法の開発・改良を行い、実際に取得されたデータを用いて水理地質構造を推定することにより、手法の有効性の確認を行っています。
瑞浪超深地層研究所では、ナノラジアン（１０−９radian）
オーダーの分解能を持つ傾斜計を研究所用地内の４箇所に設置し、地表での傾斜観測を行っています。観測の結果、研究坑道の掘削や掘削に伴う地下水の流れの変化により、地表付近の傾斜が変化することが分かりました（図２-１６）。
研究坑道掘削時における地表での傾斜変化データを用いて、地下１６０mでの地下水の体積変化を推定した結果、地下水体積の減少領域は、立坑付近を中心に北北西−南
南東方向に広がっていると推定されました（図２-１７）。
推定された地下水の体積減少領域は、これまでの調査・観測で推定されている遮水性の断層（断層を横切る方向に対して地下水が流れにくい特性を持つ断層）に挟まれた領域とおおむね一致しています。このことから、研究坑道の掘削に伴う立坑の湧水が、二つの遮水性断層に挟まれた領域から選択的に地下水が流入することによって供給され、その結果として、地下水体積の減少が生じていることが示唆されました。この結果はこれまでの調査・観測結果と整合的であることから、本研究により開発した手法は、地下水の流れに大きな影響を与える
水理地質構造を推定する有効な手法の一つであることが確認できました。

●参考文献
中谷勝哉, 竹内真司ほか, 傾斜計を用いた地下水流動評価法の開発とモデル解析, Journal of MMIJ, vol.123, no.1, 2007, p.17-25.
中谷勝哉, 竹内真司ほか, 傾斜データの逆解析による立坑掘削に伴う地下水流動の評価, Journal of MMIJ, vol.123, no.1, 2007, p.26-32.
未来を拓く原子力 ２００７27

 


0

図２-１
８ 調査位置及
び調査の種類-1,000





（a）

-2,000-3,000-4,000-5,000
UTM-X（+4,992,540m） -6,000

モデルla

試錐孔
：2003年度までに実施：2004年度実施-7,000地上電磁探査測線
MT探査測線（2000〜2001年度実施）-9,000
AM探査測線-10,000（2003年度実施）
0 1,000 2,000 3,000 4,000 5,000 6,000 7,000 8,000 9,000
UTM-Y（-564600m）

モデルlb

モデルlb'-8,000

図２-１
９ 比抵抗値と地下水の総溶存成分濃度との関係

500
HDB-1
HDB-2
HDB-3
HDB-4
HDB-5
HDB-6
HDB-7
HDB-8
HDB-9
HDB-10
HDB-11-400
BoxCox
変
換 300
総
溶
存 200
成
分
濃 100
度
0
-0.5

0.0

0.5

1.0

1.5

2.0

2.5

検層-BoxCox変換比抵抗値

北海道幌延町で進めている幌延深地層研究計画として、２００５年度まで３km×３km程度の調査領域内で地上から地下深部の地質環境を把握するための調査研究を実施し、現在は地下に坑道を掘り進みながら、地上からの調査研究で立てた予測を確認し、調査手法や解析評価手法の妥当性の検討などを行っています。ここでは、この地下施設の建設に伴う周辺地質環境の変化を把握・評価する手法に関する研究について紹介します。
地上からの調査研究では深度５００〜１，０００m程度までの深層ボーリング調査のほか、図２-１８に示すように広範囲の地質環境に関する情報を得るための物理探査と呼ばれる調査を行いました。物理探査は、岩盤に振動や電気を人工的に伝え、その伝わり具合によって地質環境に関する情報を得る調査です。特に、地上からの調査研究で適用した物理探査手法のうち、岩盤中の電気抵抗（見かけ比抵抗）の分布を調べる手法は、ヘリコプターを使った
広範囲・低解像度のものから、深層ボーリング孔における検層といった狭範囲・高解像度のものまでデータを取得していました。また、調査領域内では、図２-１９に示すように地下水中に含まれる溶存成分濃度と見かけ比抵抗値の間に高い相関性が認められています。
本研究では、これらのデータに地球統計学と呼ばれる岩盤などの物性分布の推定に用いられる統計手法を適用することで、調査のスケールや解像度が異なる一次元
的・二次元的な比抵抗分布データから三次元の空間分布モデルを構築しました。更に、地上からの調査で行った各調査ステップごとにデータセットを構築し、情報量の増加によって構築したモデルの精度の検証とその信頼度

モデルlc

（b）

モデルld

推定値と実測値の差が0のライン

推
定
残 100
差
〜
BoxCox
0
変
換
総
溶 100
存
濃
度 200
（λ：0.518）
la

lb

lb'
lc
調査段階

図２-２０ 各調査ステッ
プ毎の三次元物性分布モデルと予測結果の信
頼度の変化（a）各調査段階における水質分布予測結果の変化（b）各調査段階における推定残差の変化

ldの向上の度合いを定量的に検討しました。
この手法の特徴は、地球統計学による解析を行うこと
で客観的に構築したモデルの精度や不確実性を評価できることにあります。図２-２０に調査ステップごとの三次元比抵抗分布モデルから推定した地下水水質分布の変化と、推定値と実測値の差（推定残差）の変化を示します。
図２-２０（a）より、三次元水質分布モデルは、調査ステッ
プごとに調査データが得られた付近においてモデルの更新が図られること、それに応じて周辺の不確実性が低減していく様子が分かります。また、図２-２０（b）より、調査ステップごとに、予測された水質分布の推定誤差は０に近くなるものの、水質分布のばらつきの範囲は狭まらないことが分かります。これは、単純にデータ量を増やすだけでは、モデルの不確実性の幅を大幅に改善することは難しく、調査対象領域の地質環境（地質構造や水質分布など）を十分考慮した上で、調査データを取得する
位置を決める必要があることを示していると考えられます。
今後は、地上からの調査研究の段階で構築した三次元比抵抗モデルとそれに基づく物性分布の予測結果を踏まえ、地下施設建設中に地上から地下施設建設深度（深度５００m）までの範囲をカバーできる電気探査を定期的に繰
り返し、地下施設建設による周辺地質環境への影響度合
いとその範囲を把握する予定です。また、この調査で構築する技術は、実際の処分場建設・操業・埋め戻しといった各段階において地上から地下深部までの地質環境の変化やその回復状況を定量的な把握・評価に適用できるものと考えられます。

●参考文献
本多眞, 松井裕哉ほか, 地盤統計学的手法を用いた地質環境モデル構築手法に関する研究（共同研究）, JAEA-Research 2007-028, 2007, 91p.

28 未来を拓く原子力 ２００７

 







（b）

（a）



地下水採水位置

圧力計
油圧ポンプ

ポンプ

抽出水

試料

抽出水
パッカー
試験区間

図２-２１ （a）地下水の採水装置
地下水を採水したい深度にパッカーと呼ばれるゴ
ムで閉塞区間を設定し地下水を汲み上げ、地上部
で地下水を採水できる装置です。また、地下水を揚水する間は、地上においてpH，温度，電気伝導度などの観測を行い水質の変化を観測できる装置です。
（b）間隙水抽出装置
ボーリングで取得したコアを７０〜１００MPaの高圧で圧縮し、コアの中に残っている間隙水を抽出する装置です。約２００ccのコアから２週間かけて１０〜３０ccの間隙水が抽出できます。

パッカー

（c） 西

図２-２２ （c）ボーリング調査で取得された地下水の水質
ボーリング調査で取得された地下水の水質データ
を、ヘキサダイアグラムで示したものです。この結果、すべてのボーリング孔で深度方向にNa-HCO３型からNa-Cl型の水質を示すことが分かります。
（d）統計手法により地下水の水質分布を推定したコアからの抽出水（大気中）
コアからの抽出水（窒素雰囲気下）
例
揚水した地下水ボーリング孔の位置、地下水や間隙水を採取した
01,000（m） 深度及び地下水の水質データを元に統計手法（逆
HDB-4
HDB-5
HDB-10距離加重法）を用いて、地下水の三次元水質分布を推定しました。この結果、東側の方が深くまで塩化物イオン（Cl−）濃度が薄いことが分かります。
東

200
HDB-7

HDB-3 HDB-1
HDB-11 HDB-6

HDB-9

HDB-8

HDB-9

HDB-8

0
-200
標
高 -400
（m）
-600
-800

勇知層
声問層
稚内層

-1,000
HDB-7
HDB-3

HDB-11
HDB-1
HDB-6

（d）

1,000

5,000

HDB-4

HDB-5

HDB-1010,000

我が国では、使用済燃料の再処理に伴って発生する高レベル放射性廃棄物を、３００mより深い地層中に処分することを基本方針としています。このような地層処分を行うためには、地下深部に大規模な処分施設を建設することが必要となります。地下施設の建設は、施設内への湧水による周辺の水理場や水質の変化、坑道の掘削による大気との接触による岩盤の酸化、トンネル掘削による岩盤の緩みなどを生じ、地下深部の地質環境を変化させると予想されます。
本研究では、地下施設の建設前の地表から地下深部にかけての地下水の水質分布を推定するための技術を構築しました。地表から地下深部までの水質分布を推定するために必要な水質データとして、幌延深地層研究計画では、河川水と雨水の分析を行い、表層の水質とボーリン
グ調査中に採取した地下水や間隙水などの化学分析による地下水の水質を把握しました。これらのデータに対して、統計処理を行い、地下水の三次元的な水質分布を推定する技術を構築しています。
地表から地下深部の地下水の水質を把握するために、直径約１５cmのボーリング孔を掘削し、地下水を採水

Cl（mg/l）（図２-２１（a））したり、掘削により得られたコアから間隙水を抽出（図２-２１（b））したりして、地下水の水質分析を行いました。ボーリング調査では、地下水とは異なる
水質のものを掘削水として使用するため、本来の地下水の水質を変化させる可能性があります。そこで、ボーリ
ング調査中に使用する掘削水には、蛍光染料を既知濃度で添加しながら掘削を実施し、蛍光染料の濃度が十分低下した後に採水を行いました。
このようにして取得された地下水の水質データとして、１１本のボーリング孔から地下水試料１
８試料，間隙水
試料約１
７０試料を取得しました。次に、調査により取得したこれらのデータに対して、空間統計的な処理を行い地下水の水質の三次元分布を推定しました（図２-２２）。
その結果、地下水の水質分布は、深度方向では淡水系（Na-HCO３型）から塩水系（Na-Cl型）の地下水へ変化し、東西方向については淡水と塩水の境界深度が異なることが分かりました。今後は、水質分布の形成過程について検討を行うとともに、地下施設の建設に伴い生じる周辺の地下水の水質の変化を通じて地下水の地球化学モデルの妥当性を検討する計画です。

●参考文献
Hama, K., Kunimaru, T. et al., The Hydrogeochemistry of Argillaceous Rock Formations at Horonobe URL Site, Japan, Physics and Chemistry of
the Earth, Parts A/B/C, vol.32, issues 1-7, 2007, p.170-180.
未来を拓く原子力 ２００７29

 







図２-２３ 露頭写真の一例
割れ目を観察しやすくするために、重機を用いて人工的に作り出した露頭です。本露頭では、堆積岩（稚内層）中に、層理面に高角な断層と層理面にほぼ平行な断層が発達するのが観察できます。
また、写真中央部には層理面に高角な断層が稚内層中の硬質部を約１０m左横ずれさせているのが観察できます。地質観察では、これらの割れ目の変質状況や交差関係などを丹念に記載します。

層理面に高角な断層（小断層帯を形成）
大曲断層
200m

20m

凡例
勇知層
声問層
稚内層

図２-２４ 水みちの概念的な分布図
岩盤中には層理面に高角な断層（特に小断層帯）
が地下水の主要な水みちとして広く分布していると推定されます。一方、層理面にほぼ平行な断層はその可能性が低いと推定されます。なお、図中に示した大曲断層は本文で触れていませんが、ほかの調査から地下水の主要な水みちであることが推定されています（図中の実線は水みちの可能性が高いもの、破線はその可能性が低いものを示しています）。

小断層帯

層理面にほぼ平行な断層

高レベル放射性廃棄物の地層処分を行うに当たっては、廃棄物を埋設する周辺岩盤における放射性核種の移動現象を評価するために、岩盤中の地下水流動を解析する必要があります。地下水流動の解析では、岩盤中の透水係数（水の流れやすさ）の空間分布（水理地質構造）を把握する必要があり、特に透水係数の高い部分、つまり地下水の主要な水みちとなっている部分の把握が重要となります。
水理地質構造は、地質観察データや原位置透水試験
データに基づいて総合的に推定しますが、地質観察デー
タに基づく地質解釈によって、主要な水みちをある程度まで推定することができれば、効果的な透水試験の実施が可能となり、効率的な水理地質構造の推定が可能となります。
本研究では、幌延地域の割れ目が発達する堆積岩を対象に地質観察を行い（図２-２３）、地下水の主要な水みちとなっている割れ目の把握とその分布特性の推定を試みました。
岩盤中の大部分の割れ目は、その方向性と割れ目面の特徴から層理面に高角な断層と層理面にほぼ平行な断層に分類できました。更に、割れ目の変質状況，方向性，
分布密度及び交差関係に基づくと、前者の断層（特にこれらの密集部である小断層帯）が地下水の主要な水みちであることが推定できました。この推定は、ボーリング
孔での原位置透水試験の結果や掘削中の逸水箇所と整合的であることが確認できます。
また、この層理面に対して高角な断層は、方向性，変位方向及び交差関係から、褶曲形成時に蓄積された残留応力によって隆起後に形成されたものと推定できました。その成因に基づくと同断層が褶曲構造に伴って広く分布することが推定でき、実際に、褶曲周辺の露頭やボーリング孔において同断層を広く認めることができます。
このように、地質観察データから岩盤の水理地質構造をある程度推定することが可能であることが分かりました（図２-２４）。今後は、調査の量／品質と推定結果の不確実性の関係について、検討していく予定です。

●参考文献
石井英一ほか, 新第三紀珪質岩における断層の解析事例, 応用地質, vol.47, no.5, 2006, p.280-291.

30 未来を拓く原子力 ２００７ 

核融合工学研究

構造材料の開発
トリチウム増殖材の開発

IFMIF

超伝導磁石の開発
テストブランケット（ITERで試験）加熱装置の開発

ITER

原型炉

炉心プラズマ研究

ITERを支援する研究
JT-60

図３-１

ITERを補完する研究

JT-60SA

核融合原型炉の開発

原子力機構の核融合研究開発部門では、核融合エネル
ギーの実用化に向けて、ITER計画，炉心プラズマ研究，
核融合工学研究という核融合開発の鍵となる三つの分野の研究開発を進めています。なお、ITER計画に加え、日欧共同の幅広い研究開発（幅広いアプローチ活動）などの国際協力を積極的に利用し、原型炉の実現を目指しています（図３-１）。
国際熱核融合実験炉（ITER）計画
ITER計画は、実験炉の建設・運転を通じて核融合エネ
ルギーの科学的・技術的実現可能性を実証する国際協力
プロジェクトで、日本，欧州，米国，ロシア，中国，韓国，インドの７極、世界人口の半数以上を占める国々が参加します。ITERはフランスのカダラッシュに建設することが予定されています。２
０
０６年１１月には、パリにて参加７極によるITERの建設と運転に関する国際協定が締結されました。原子力機構はITER計画における我が国の極内機関となることが想定され、このITER計画に重要な役割を果たすことになります。
炉心プラズマ研究
ITER計画を支援するとともに原型炉に向けた炉心プ
ラズマ性能の高性能化を目指すJT-６０SA計画（JT-６０の超伝導化改修）の検討が、幅広いアプローチ活動の一つとして日欧共同で開始されました。トピックス３-１の「日欧共同で実施するJT-６０SAの概念設計を完成」は、この改修に関するものであり、JT-６０の既存設備を最大限に活用するとともに、先進的な技術を採用することで、柔軟性に富んだ実験が期待できます。
さて、原型炉では経済性が高いこと、すなわち、コン
パクトな炉心で高い核融合出力を維持できることが求められます。そのためにはプラズマ圧力（温度×密度）を高めなければなりません。トピックス３-２の「高圧力プラズマに必要なプラズマ回転速度を探る」は、JT-６０を用いて、高いプラズマ圧力を安定に維持できることを実験的に示した世界初の成果です。また実験と並行して、理論研究でも大きな進展がありました。トピックス３-３の「尖らせて高いプラズマ圧力を実現」は、高いプラズ
マ圧力を実現するための理論的指針を明らかにしたものであり、トピックス３-４の「電子乱流熱輸送の抑制機構
を 解 明」は、実 験 で 発 見 さ れ た 断 熱 層 が 惑 星 大 気 のジェットの形成と同じく自己組織化現象であることを電子乱流の第一原理シミュレーションにより解明したものです。今後、実験と理論の組合せにより、炉心プラズマ研究の大幅な進展が期待できます。
核融合工学研究
核融合エネルギーの燃料は、重水素とトリチウム（三重水素）です。重水素は海水中に大量に存在します。ト
リチウムは天然にはほとんど存在しませんが、海水中に大量に含まれるリチウムから生産することが可能です。
核融合炉では、「ブランケット」という装置によって、核融合反応による中性子のエネルギーを受け止め、取り出
すとともに、燃料のトリチウムを生産します。トピック
ス３-５，
３-６の「核融合炉の実規模第一壁の試作に成功」「溶接部の違いをヒントに照射硬化抑制手法を開発」は、原子力機構が開発してきた低放射化材料であるフェライト
鋼（F８２H）を用いたブランケットの製作方法の開発と中性子照射による硬化を抑制する方法に関する研究成果です。一方、トリチウムを効率よく生産するブランケットの開発には、増殖材料の開発とトリチウム生成率の正確な評価が必要です。トピックス３-７，
３-８の「ブランケッ
ト中のトリチウム生成率を高精度で測定」「核融合炉への安定した燃料供給を目指す材料」で得られた成果により、ブランケットのトリチウム増殖に関する研究が着実に進展しました。またトピックス３-９，
３-１０の「核融合炉でのトリチウムと金属の相互作用の探求」「核融合装置の高温環境下でも使える樹脂製遮へい材料を実現」に示すように、ブランケット以外の材料開発も進んでいます。
このように、ITER計画を中心に、炉心プラズマから核融合工学研究開発を含む総合的な研究開発アプローチを行うことにより、２１世紀中葉の核融合の実用化を目指します。
未来を拓く原子力 ２００７31 








中心ソレノイド

クライオスタット（半径7m）

6

トロイダル磁場コイル

真空容器

ポロイダル磁場コイル（半径〜2.7m，幅3.5m，
高さ6.5m）

5

JT-60SAの
目標領域

4

プラズマ

ダイバータ

原型炉

規
格
化 3
β
値 2

安定化板

1

高速制御コイル

0

定常運転
（Ｑ＝5）

JT-60の
研究領域
0

20

40

60

誘導運転
（Ｑ＞10）
80

100

ITER
運転領域

400 3,000

維持時間（秒）

図３-２ JT-６
０SAの全体構成図
装置全体は、超伝導コイルを極低温に保持するため、クライオ
スタット（断熱容器）で囲まれています。真空容器内には耐熱性の高いダイバータ、プラズマを安定に維持するための安定化
板、高速制御コイルが設置されています。

（ａ）

図３-３ JT-６
０SA計画の目標領域
核融合炉の出力密度は規格化β値（プラズマ圧力の指標）の概ね２乗に比例します。原型炉で想定される高出力密度運転には規格化β＝３．
５〜５．
５のプラズマを安定維持することが必要です。これはITER補完研究の目標となっています。

（ｂ）

図３-４ ITER支援、補完研究に適したプラズマ配位（ａ）ITER相似配位 （ｂ）高β運転配位
ITER相似配位はITERの磁場構造が同じなので、得られる実験結果は直接、ITERの運転予測に適用できます。高β運転配位は圧力の高いプラズマを維持しやすい磁場構造を持っており、原型炉の開発に向けた研究が行われます。

JT-６０SAは超伝導コイルを使用するトカマク型核融合実験装置（図３-２）です。日欧が共同出資して行うITER
サテライトトカマク計画と日本のトカマク国内重点化装
置計画の合同計画（JT-６０SA計画）として、現在のJT-６０
を改修して建設されます。その目的はITER計画に直接貢献するITER支援研究と原型炉を見据えてITERと並行して進めるITER補完研究です。後者では、経済性のある
高出力密度の原型炉の実現に向けて高β（高圧力）プラ
ズマを長時間運転する方法の確立を目指します（図３-３）。
この実現に向けた４年間の設計活動を行い、このほど概念設計を完成させました。発生する磁場強度に応じて、中心ソレノイドにはITERと同じNb３Sn超伝導線、トロイダル磁場コイル、ポロイダル磁場コイルにはNbTi超伝導線を使用した設計により、電磁誘導方式で最大５．
５MAのプラズマ電流を１００秒間流すことを可能としました。
プラズマ断面形状については、ITERとほぼ同一のアスペ
クト比（プラズマの大半径Ｒと小半径 a の比Ａ＝R/a），
非円形度，三角形度を有するITER相似配位と、高β運転に適した低アスペクト比，高非円形度，高三角形度の高β運転配位を一つの装置で実現するため、上下の異なる
ダイバータ形状とポロイダル磁場コイル配置の設計を行いました（図３-４）。更に容器内に安定化板と高速制御コイルを設置することで、プラズマの安定性を高めました。加熱装置については、臨界プラズマ級の高温・高密度プラズマや高β定常プラズマのシミュレーション計算を基に必要な加熱パワーを評価し、中性粒子入射加熱装
置３４MWと電子サイクロトロン加熱装置７MWを配備しました。このような高パワー加熱実験ではダイバータに流入する熱流は最大〜１５MW/m２に達するため、除熱性能の高い炭素繊維複合材のモノブロック方式のダイバータを設計しました。一方、超伝導コイルの運転を制限す
る二次γ線による核発熱や装置機器及び空気（アルゴン）の放射化を抑えるため、真空容器の二重壁内にボロン水を循環させ、クライオスタット壁にはボロン添加コンク
リートを充てんして、核融合中性子や二次的なγ線及び熱中性子を効果的に遮へいしました。
この概念設計は日本のJT-６０SA計画の概念設計にサテ
ライトトカマク計画としての要求事項を取り入れ、原子力機構が主体となって再設計したものです。国内外の専門家の審査を経て、２００７年６月から建設７年、実験３年の合計１０年の計画として正式に開始しました。

●参考文献
菊池満ほか, 日欧の幅広いアプローチ計画と国内計画によるJT-60SA計画, プラズマ・核融合学会誌, vol.82, no.8, 2006, p.455-469.

32 未来を拓く原子力 ２００７

 


（ａ）

（ｂ）

変形した
プラズマ断面

正常なプラズマ断面



圧力限界

ITERの回転速度（予想値）

3.0
規
格 2.8
化
プ
ラ 2.6
ズ
マ 2.4
圧
力
2.2
2.0

経
済
性
の
高
い
領
域

時間

0

20

40

60

80

プラズマ回転速度（km/s）

NBI
図３-５ プラズマ回転によるプラズマ変形抑制の概念図（ａ）プラズマ圧力の上昇により、プラズマが変形します。
（ｂ）NBIの入射によりプラズマを回転させるとともに、導電性の容器をプラズマに近づけると、変形が抑制されます。
これは導電性の容器に変形を打ち消すような電流が流れるためです。

図３-６ 変形抑制に必要なプラズマ回転速度を明らかにした実験結果NBIの入射の組合せによってプラズマ圧力と回転を時間的に変えた実験の結果、ITERで予想される回転速度以下
でもプラズマの変形が回避できることが分かりました。
図中、Ａ，Ｂ，Ｃは、NBIの入射の組合せを変えた3ケースの時間変化です。最終的にで変形が発生しました。

高出力密度（小型で高出力＝経済性が高い）の核融合炉を実現するには、プラズマの圧力（温度×密度）を高める必要があります。しかし、プラズマの圧力が圧力限界に達するとプラズマは変形し閉じ込めを維持できなくなるため（図３-５（ａ））、プラズマ変形を抑制し圧力限界を上げることは大きな研究課題となっています。これに対し、導電性の容器内において高速の中性粒子ビーム（NBI）を入射してプラズマを回転させると、変形が抑制
されて圧力上昇が可能になるという理論予測が示されていました。しかし、ITERや将来の核融合炉では現在の実験装置に比べて外部からの回転の駆動力が小さくなる
ため、十分な回転速度を得るには余分なNBIのパワーを必要とする可能性が指摘されていました。このため理論
予測の実験検証とともに、プラズマ変形の抑制に必要な最小回転速度の究明が重要な研究課題でした。
世界の多くの実験装置では、NBIの入射方向がすべて同じであり、高圧力プラズマを得るための大きな加熱パ
ワーに連動して回転の駆動力も増大してしまうため、
ITERや将来の核融合炉を模擬したわずかな回転速度での実験が困難でした。これに対して、JT-６０では、入射方向の異なる複数のNBIを備えていることに着眼し、これらのNBIの組合せを調整することで、プラズマ圧力を一定にしながら、プラズマ回転速度を自在に制御する運転方法を考案しました。その結果、加熱パワーは大きいが回転速度の小さいITERや将来の核融合炉に類似した条件を再現するとともに、変形抑制に必要な最小のプラズ
マ回転速度を世界で初めて明らかにすることに成功しました。図３-６にその結果を示します。NBIの組合せを変えたＡ，Ｂ，Ｃの三つのケースにおいて、時間的にパワーを調整することで、変形を起こす圧力限界のプラズ
マ回転速度を明らかにしました。すなわち回転速度が約
２０km/s以下になるとプラズマが変形しはじめ、同時にプラズマ圧力の低下を観測しました。この最小回転速度
は従来の実験から予測されていた値の約１５％に過ぎないことが分かりました。このことは、ITERや将来の核融合炉で予測される回転速度でも十分プラズマ変形を抑制
でき、経済性の高い領域で運転の見通しを示す実験結果
です。

●参考文献
Takechi, M., Matsunaga, G. et al., Identification of a Low Plasma-Rotation Threshold for Stabilization of the Resistive-Wall Mode, Physical Review
Letters, vol.98, 2007, p.055002-1-055002-4.
未来を拓く原子力 ２００７33 





丸まった平衡（δup =1.75）
尖った平衡（δup =5.66）

ペデスタル領域
プ
ラ
ズ
マ
圧
力

ELMの発生によるペデスタルの崩壊（プラズマ圧力の低下）

ELMの発生
による高温
プラズマの
放出

赤：尖った平衡で安定な領域
青：丸まった平衡で安定な領域

5.0
で圧
の力
磁 勾 4.0
気配シのア 最 3.0
ーも
ｓ大
き 2.0
い
位
置 1.0

1.0

Z（m） 0.0

-1.0



αmax（δup =1.75）=3.12
αmax（δup =5.66）=4.38

不安定な領域

安定な領域

不安定な領域
0.0
1.0

中心

周辺
プラズマ半径

図３-７ エッジローカライズモードによる台座構造（ペデスタル）崩壊の模式図
プラズマ表面近傍に現れるプラズマ圧力の台座構造（図中青線）は、圧力が高くなりすぎるとエッジローカライズモード（ELM）が発生
し、プラズマの一部を吐き出し、なだらかで低い圧力分布（黒線）になってしまいます。

2.0

3.0
Ｒ（m）

4.0

図３-８ 異なる尖り具合を持つプ
ラズマ断面形状
プラズマ断面上部の形状を尖らせる
ことによりピーリング・バルーニン
グ不安定性が抑制するかを数値解析しました（δupはプラズマ上部の尖り具合を表すパラメータで、大きいほど尖った形状を表します）。

核融合炉の経済性を高めるためには高圧力のプラズマを安定に閉じ込めることが必須です。高圧力のプラズマを得るには、プラズマの表面付近に圧力の台座構造（ペデスタル、図３-７）が現れる高閉じ込め（Ｈモード）プ
ラズマにすることが有力な方法であると考えられていますが、この高閉じ込めプラズマではペデスタル領域近傍
でのプラズマ圧力が高くなりすぎるとエッジローカライ
ズモード（ELM）と呼ばれる不安定性がプラズマ表面近
傍 に お い て し ば し ば 発 生 し ま す。こ のELMの 発 生 に
よってペデスタルは崩壊し、閉じ込められていたプラズ
マの一部がプラズマ外部に放出されるため、ペデスタル
でのプラズマ圧力勾配の最大値はELMによって制限されているといえます。そのため、このELMを安定化できる条件を明らかにすることは核融合プラズマ圧力を高めるための重要な課題となっています。
これまでに、ELMのなかでペデスタルを大きく崩壊させるType-I ELMと呼ばれるものはピーリング・バルーニ
ング不安定性と呼ばれる理想電磁流体（MHD）不安定性が原因であることが理論的・実験的に明らかにされ、この不安定性の安定化にはプラズマ断面形状を最適化（Ｄ
型化：内側をまっすぐに、外側を丸くした形状）することが重要であることが示されてきました。しかしながら、このＤ型化によるプラズマ圧力の向上は実験装置に

2.0

3.0

4.0

5.0

圧力勾配の最も大きい位置での規格化圧力勾配α

図３-９ 尖り具合を変えた場合のMHD
安定領域
圧力勾配と磁気シアで与えられるMHD安定領域。プラズマ上部形状が尖った場合の安定領域（赤い領域）は、丸まった場合の安定領域（青い領域）よりも広がり、プラズマ圧力勾配の最大値は約３０％向上しています（α max＝３．
２２（青）
→ ４．
３８（赤））。

よってその効果に大小があることから、Ｄ型化以外の形
状効果の可能性が指摘されていました。
そこで、私たちはプラズマ上部形状の尖鋭化というＤ型化とは異なる形状安定化方法を提案するとともに、この尖鋭化によるピーリング・バルーニング不安定性の抑制 に つ い て、プ ラ ズ マ 形 状 効 果 を 正 確 に 計 算 で き る
MHD安定性解析コードを開発し、それにより尖鋭化による抑制効果の数値解析を行いました。その結果、プラズマのＤ型度合いを表すパラメータである楕円度，三角度を変化させることなくプラズマ上部形状を尖鋭化することでピーリング・バルーニング不安定性が抑制でき、プラズマ圧力勾配の最大値が大きく改善されることを理論的に初めて明らかにしました（図３-８，図３-９）。また、この安定化は、形状の尖鋭化によりプラズマ上部の磁場構造が変化し、プラズマの中心からプラズマ表面に向かって磁場の向き（磁気シアと呼ばれる）が大きく変化することが原因であることが分かりました。
プラズマ上部形状がピーリング・バルーニング不安定性に影響を与えることは実験的にも確認されており、本研究はこの影響を理論的に明らかにしたものです。また
今回の成果により、ITERやJT-６０SAで想定されるプラズ
マ性能を更に高めることが期待できます。

●参考文献
Aiba, N. et al., Effects of 
Sharpnessof the Plasma Cross-section on the MHD Stability of Tokamak Edge Plasmas, Nuclear Fusion, vol.47, no.4,
2007, p.297-304.

34 未来を拓く原子力 ２００７

 




図３-１０ 電子乱流の計算手法
磁力線方向メッシュを用いること
により、約１００分の１のメッシュ数で微視的な電子乱流の第一原理
シミュレーションを行うことに成功しました。

図３-１２ 電子乱流における自己組織化現象のシミュレーション（ｃ）〜（ｅ）に示す静電ポテンシャルの等高線図では、図３-１１（ａ）の断熱層領域を模擬した単一ピッチの系においてランダムな乱流場（ｃ）を初期条件として電子乱流を緩和させると、過渡的状態（ｄ）を経て（ｅ）のような層状の流れの状態に落ち着いていきます。この形成機構は惑星大気における東西ジェット形成と同様の自己組織化現象です。

図３-１１ 電子断熱層の第一原理シミュレーション（ａ）静電ポテンシャルの等高線図と（ｂ）（θ，φ）方向のモード数（ｍ，ｎ）で特徴付けられる各共鳴モード成分の結合関係。断熱層領域では単一ピッチ成分（二次元的）の自己組織化現象によって熱輸送を妨げるθ方向の層状の流れが形成されますが、熱輸送領域では複数ピッチ成分（三次元的）の結合によって熱を輸送するｒ方向の流れが形成されます。

トカマクでは炉心から熱を散逸させる乱流現象を抑制
して核融合反応に必要な高温状態を効率的に維持することが課題となっています。特に、ITERで実現される核燃焼プラズマでは、アルファ粒子による電子加熱が支配的になるため電子乱流熱輸送が重要な問題となります。
これまで、乱流現象の評価及び予測を目的として、第一原理シミュレーションが開発され、イオン乱流（特徴的波長λ〜５mm）の研究が進展してきましたが、極めて微視的な電子乱流（λ〜０．
１mm）を実装置規模で計算することは困難でした。これに対して本研究では、トカマクの乱流構造に適合したメッシュの開発（図３-１０）によりこの困難を克服し、実装置規模での電子乱流の計算に成功しました。図３-１１（a）の模様は、微視的な電子乱流のシミュレーションにより明らかとなった静電ポテンシャ

ルの等高線です。静電ポテンシャルの等高線が並んだ方向に、大きな熱輸送が発生すると考えられます。最近の実験では断熱層と呼ばれる、乱流熱輸送が著しく抑制される領域が観測されています。同手法を用いて電子断熱層を解析した結果、断熱層では炉心からの熱の散逸を遮る方向（θ方向）に層状の流れが形成されること、また、
この断熱層は将来の大型装置でも期待できることを発見しました。更に、断熱層領域の二次元的乱流の特性を調べたところ、この特性は惑星大気の二次元的乱流と類似しており、観測された層状の流れは惑星大気にみられる
東西ジェットと同様の自己組織化現象によって形成されていることを明らかにしました（図３-１２）。
本研究成果は、２００７年度科学技術分野の文部科学大臣
表彰 若手科学者賞 を受賞しました。

●参考文献
Idomura, Y. et al., Global Profile Effects and Structure Formations in Toroidal Electron Temperature Gradient Driven Turbulence, Nuclear
Fusion, vol.45, no.12, 2005, p.1571-1581.
Idomura, Y., Self-organization in Electron Temperature Gradient Driven Turbulence, Physics Plasmas, vol.13, no.8, 2006, p.080701.1-080701.4.
未来を拓く原子力 ２００７35 










（ａ）

（ｂ）

図３-１３ テストブランケットの全体図及び試作した第一壁（ａ）
濃い茶色の部分はプラズマの表面保護材、青いコの字部分が第一壁です。
（ｂ）
コの字に曲げた正方形断面の低放射化フェライト鋼の配管（外寸１１mm，内寸８mm）を１５本束ねて壁構造を製作しました。超音波検査で欠陥がないことを確認しました。

（ｃ）
クロム無し

（ｄ）
クロム有り
ベ
リ
リ
ウ
ム
フ
ェ
ラ
イ
ト
鋼

ブランケットは核融合炉のプラズマの周囲に配置される構造物で、発電のためにプラズマから熱を取り出すとともに、燃料となるトリチウムの生産を担う重要な機器です。ITER計画でもテスト用ブランケットを装着し、発電試験を行う予定です。ブランケットのプラズマに面する部分は「第一壁」と呼ばれ、プラズマから高い熱や中性子を受けます。金属材料は中性子等の高エネルギー
粒子を受けると脆く壊れやすくなるので、大量の中性子を受ける第一壁には、低放射化フェライト鋼と呼ばれる
脆くなりにくい材料を用いる予定です。また、これまでのプラズマ研究の結果から、この第一壁表面には、プラズマへの不純物混入の影響が少ないベリリウム等の軽い元素の材料で表面を覆うことが必要です。更に炉心プラ
ズマに最も近い第一壁から熱を効率よく取り出すためには、第一壁に冷却配管を内蔵することが必要です（図３-１３）。
私たちは、このような要求を満たす第一壁の製作技術として、熱間等方圧加圧法（HIP）に着目し技術開発を進めてきました。
HIP法は、接合する部品を高圧で密着させ、高温に加図３-１４ ベリリウムと低放射化フェライト鋼の接合界面
写真の中央部の点線は、接合界面を示しており、線の上側がベリリウム、線の下側が低放射化フェライト鋼を示します。
（ｃ）のクロム無しの接合では、ベリリウムが鋼側に拡散し脆い領域（青い部分）が形成されました。

熱することで接合界面を挟んで原子を行き来させる（拡散）ことで異なる材料を一体化する方法です。これまでの研究により、部品を密着させる際に部品が変形すること、高温で材料が変質し材料自身の強度が低下すること、異なる金属間の接合界面に金属間化合物と呼ばれる脆い領域が現れることなどの問題点が明らかとなってきました。
今回、部品の寸法精度を高めて部品隙間を減らし部品の変形を抑えました。また、接合を行った後に材料特性を調整する条件で加熱することで、接合の強度と材料自身の強度を両立させることに成功しました。更にITERの第一壁表面保護材として使用されるベリリウムと低放射化フェライト鋼の接合界面にクロム薄膜を挿入することで脆い領域の形成を抑制し、良好な表面保護材の接合を実現しました（図３-１４）。
現在、第一壁の製作技術は、欧州，米国を始めとする
ITER計画参加各極で活発に研究開発が進められていま
すが、今回の成功により、我が国は他極を先行するとともに、核融合炉用第一壁の実現に大きく前進しました。

●参考文献
Hirose, T. et al., Joining Technologies of Reduced Activation Ferritic/Martensitic Steel for Blanket Fabrication, Fusion Engineering and Design,
vol.81, issues 1-7, 2006, p.645-651.

36 未来を拓く原子力 ２００７

 







300℃ 5dpa
1,000
降
伏
応
力
︵
0.2
％
耐
力
︶
MPa

800
600

照
射
硬
化
分

照
射
硬
化
分

硬
化
分

400
200

照
射
前

照
射
前

照
射
前

標準材

HAZ部

0
溶金部

TIG溶接部

図３-１５ 照射後引張試験による、低放射化フェライト鋼溶接部強度の比較
溶接部熱影響部（HAZ部）を含む試験片は、標準材（母材部相当）、溶金部（溶接により溶けた部分）より照射硬化量が小さくなっています。

図３-１６ 溶接部（TIG溶接部）、熱影響部及び母材部の照射前・照射後の微細組織
母材部照射材でドット状の像（○内）として観察される転位
ループが、未変態HAZ部では全く観察されません。

300℃ 5dpa
熱処理条件

1,000
降
伏
応
力
︵
0.2
％
耐
力
︶
MPa

800
600
400
200
0

照
射
硬
化
分

照
射
前

標準材

硬
化
分

照
射
前

照
射
硬
化
分
照
射
前

F82H MOD1A（未変態HAZ部相当）
800℃×30分，700℃×10時間
F82H MOD1B（変態HAZ部相当1）
860℃×30分，700℃×10時間

照射
前

MOD1A MOD1B MOD1C
熱処理改善材F82H IEA 標準材
1,040℃×30分，750℃×1時間

照
射
硬
化
分

F82H MOD1C（変態HAZ部相当2）
920℃×30分，700℃×10時間

図３-１
７ TIG溶接材 熱影響部熱履歴を模擬した熱処理を施した、低放射化フェライト鋼熱処理材の照射硬化量の比較
未変態HAZ部相当の熱処理を施した材料（Mod-1 A）では、標準材及び他の熱処理材に比べて、照射硬化量が小さくなっています。

核融合炉構造材料の第一候補材料である低放射化フェライト鋼の研究開発においては、比較的低温（３５０℃以下）で中性子照射を受けると、鋼が照射により硬化及び脆化することが課題となっています。核融合炉の健全性を保つためには、その挙動を理解し抑制することが重要な課題となっています。私たちが開発を進める低放射化
フェライト鋼F８２Hにおいて、今回、溶接部（TIG溶接部）の熱影響部（HAZ部：溶接による入熱の影響を受けているものの、溶けていない領域）の照射硬化量が、他に比べて小さいこと（図３-１５）に着目し、その箇所の微細組織を解析しました。その結果、照射された溶接部のHAZ部のうち、未変態HAZ部において、照射硬化の要因の一つと考えられている転位ループ（照射により導入された

欠陥が集まって、結果として転位の輪になったもの）が全く観察されないことを見いだしました（図３-１６）。そこで溶接時にHAZ部が受けた熱履歴と同等の熱処理をF８２H標準材に施し、中性子照射及び照射後引張試験を行ったところ、未変態HAZ部相当の熱処理を施した材料
において照射硬化が抑制されることを発見しました（図３-１７）。この試験結果は今後の低放射化フェライト
鋼の熱処理の最適化に向け明確な指針を示すものです。
なお、本研究は、第三期，第四期日米協力「混合スペクトル核分裂炉による第一壁及びブランケット構造材料の日米協力試験」として、米国オークリッジ国立研究所との共同研究で実施されました。

●参考文献
Wakai, E. et al., Effect of Initial Heat Treatment on DBTT of F82H Steel Irradiated by Neutrons, Fusion Science & Technology, vol.47, no.4, 2005,
p.856-860.
未来を拓く原子力 ２００７37  





第1Li2TiO3層（表面側）
第2Li2TiO3層（背面側）
第２層

ト 10-26
リ
チ
ウ
ム
生
成
率
（/Li原子/源中性子）

第１層

14MeV中性子
F82H
水
濃縮Li2TiO3
ベリリウム

10-27
16

100

12

8

（mm）

0

4
8
12
Li2TiO3層表面からの距離（mm）

図３-１８ 多層構造ブランケットモックアップ核特性実験
第一壁パネル（F８２H及び水），６Liを４０%に濃縮したLi２TiO３増殖ブロック，ベリリウムブロック，隔壁パネル（F８２H及び水）から成る多層構造ブランケットモックアップを構築し、FNSの
１４MeV中性子源で照射して、Li２TiO３増殖材層中のトリチウム生成率を測定しました。

図３-１９ トリチウム生成率分布測定結果
多層構造ブランケットモックアップのLi２TiO３材層内に、製作した直径１３mm，厚さ０．
５〜２mmの４０%濃縮Li２CO３ペレットを挿入してトリチウム生成率測定用検出器として用いることで、詳
細なトリチウム生成率分布の取得に世界で初めて成功しました。

核融合炉の核融合燃焼で消費したトリチウム量に対するブランケット中でリチウムと中性子の核反応で生成したトリチウム量の比をトリチウム増殖比（TBR）といいます。将来の核融合炉では、燃料であるトリチウムをその炉で調達することが求められており、TBRが１より大きいブランケットの開発が進められています。
ブランケットの設計では、モンテカルロ法等の数値計算を用いてTBRを推定していますが、複雑なブランケッ
ト形状に対する設計精度は、これまで十分に調べられていません。このため核融合中性子源施設（FNS）を用いて、核融合炉用ブランケットを部分的に模擬したモックアップ体系に１４MeV中性子照射を行い、ブランケットのTBRの計算精度を実証する研究を行いました。
ブランケットには、厚さ１２〜１５mmの増殖材層中に直径１mmの濃縮トリチウム増殖材（Li２TiO３）微小球が充填されます。増殖材中のトリチウム生成率（リチウム原子１個あたり及び発生線源中性子１個あたりのトリチウ
ム生成量）の分布は、その層中で１桁以上も変化すると考えられています。本研究では、このトリチウム生成率の急激な変化に対応するため、トリチウム生成率の変化に応じて厚さが異なる濃縮増殖材ペレット検出器と、微小球充てん層に充てん可能な非常に薄い増殖材微小球充てん層検出器の２種類のトリチウム生成率検出器を開発しました。
更 に ブ ラ ン ケ ッ ト を 模 擬 す る た め に、耐 熱 構 造 材（F８２H），冷却材（水），増殖材（濃縮Li２TiO３），中性子増倍材（ベリリウム）から成る平板体系多層構造ブランケット（図３-１８）と、F８２H，ベリリウム，増殖材微小球から成る微小球充てん層ブランケットの２種類のモックアップを製作するとともに、各モックアップの増殖材層には開発した濃縮増殖材ペレット検出器、微小球充てん
層検出器を組み込み、１４MeV中性子照射実験を行いました。この結果、ブランケットを模擬した体系において世界で初めてトリチウム生成率分布の詳細な測定に成功し（図３-１９）、トリチウム生成率分布の正確な予測を可能にするデータベースを構築しました。
更に本実験結果に基づき、数値計算によるTBRの設計精度を調べました。特に、従来の微小球充てん層ブランケットの設計では、微小球充てん層を微小球とボイドで均質化したモデルで数値計算を行っていましたが、本研究では、微小球充てん層を六方最密充てん非均質モデル
で仮定し、個々の微小球とボイドを正確にモデル化する手法を考案し、実験解析に適用しました。この結果、新
たな計算手法を用いることでTBRを１０％以内の精度で設計できる見通しを得、核融合炉のブランケット開発を大きく前進させました。

●参考文献
Sato, S. et al., Measurement of Tritium Production Rate in Water Cooled Pebble Bed Multi-layered Blanket Mockup by DT Neutron Irradiation
Experiment, Nuclear Fusion, vol.47, no.7, 2007, p.517-521.

38 未来を拓く原子力 ２００７

 







焼結条件：1,000℃×8h
908

無添加Li2TiO3の焼結密度：89.2％T.D.

酸化物

約85.5％

焼 86
結
密 84
度
︵ 82
％
T.D.
︶ 80

約85.0％
約83.6％
焼結密度と酸化物添加量の最適領域

78

1,000℃にて焼成したペレット

76
0

1

2

3

無添加
ZrO2添加Sc2O3添加CaO添加
45

酸化物添加量（mol％）

ZrO2
Sc2O3

0.40mol%

無添加

6

CaO

88

酸
5
素
欠
4
損
量
（10-3mol） 3

添加量

還元（Ar−5％H2）1,000℃×30h
0 mol% ↓酸化（Ar−O2） 1,000℃×30h
0.20mol% ↓0.44mol% 酸化（O2）1,000℃×30h

7

2
1
0

無添加

CaO
ZrO2
添加酸化物

So2O3

図３-２０ 酸化物添加Li２TiO３の焼結密度の酸化物添加量依存性
Li２TiO３に酸化物（ZrO２，Sc２O３及びCaO）を添加することにより、ペレットの焼結密度の増加を抑制できることが分かりました。
Li２TiO３が高温・長時間保持された際の、結晶粒成長によるトリチウムの放出への影響は、粒成長抑制材として酸化物を添加することにより解決できる見通しを得ました。

図３-２１ 酸化物添加Li２TiO３のH２雰囲気中における酸素欠損量
核融合炉の燃料となるトリチウムは水素（H２）ガスを用いて回収するため、Li２TiO３はH２雰囲気に置かれます。H２雰囲気中では
Li２TiO３中のTiが還元され、酸素（Ｏ）が欠損するという結晶構造の変化を生じてしまいますが、CaOを添加した場合では無添
加よりＯ欠損量が減少し、還元されにくい材料となりました。

核融合炉は、重水素（Ｄ）とトリチウム（Ｔ）
を燃料とす
るDT核融合反応を起こしますが、Tは自然界には存在しません。このため核融合炉ブランケットに充てんしたリチウム（Li）に中性子を照射しＴを人工的に生産する必要があります。このLi増殖材としては、トリチウム放出特性に優れ、低放射化材料でもあるチタン酸リチウム（Li２TiO３）が最有力と考えられています。一方、核融合炉
ではLi２TiO３は長時間、高温状態で中性子に照射されるた
め、結晶粒の成長や、Ｔを回収する際の水素（H２）ガスで材料が還元することにより、Ｔの放出量が減少する問
題があります。このため結晶粒成長（焼結密度の増加）を抑制しかつH２ガスにより還元されにくいLi２TiO３の開発が必要でした。本研究は、この増殖材の実現に向けて、酸化物添加による特性改善を調べたものです。
添加する酸化物としては、２〜４価の金属酸化物であるCaO，ZrO２及びSc２O３の３種類に関して調査しました。
試料は、単軸加圧成型後１，
０００℃にて焼成することにより、ペレットとしました （図３-２０）。ペレット焼結密度の酸化物添加量への依存性を調べた結果、微量の酸化物
添加においても無添加のペレットより焼結密度が下がる
結果が得られました （図３-２０）。すなわち結晶粒成長が抑制され、結晶粒間に十分な隙間が保持できることを発見しました。

次に、これらの酸化物を添加したLi２TiO３のH２雰囲気中での還元特性を調べるため、熱天秤を用いてH２還元時の酸素（Ｏ）
欠損量を測定しました。酸化物添加により焼結密度が下がりすぎるとＴ放出特性に影響が生じるため、酸化物添加量は極力少量、かつ焼結密度が８３〜８６%T.Dを満たす図３-２０の斜線で示す範囲を最適添加量として、本測定に使用しました。H２を導入して試料が還元されると、外見は白色から薄灰色または薄茶色に変色するとともに、Ｏ欠陥による重量減少が観察されました。還元後に酸化を行い、各試料の１molあたりのＯ欠損量を算出
した結果が図３-２１です。酸素欠損量はCaO添加＜無添
加＜ZrO２添加＜Sc２O３添加の順となり、CaOを添加する場
合が最も還元されにくいことが分かりました。この理由としては、試料合成時にCaTiO３が生成され、Li２TiO３中のTiの量が少なくなることで、還元時に起きるTiの価数変化（４価から３価）の影響が低減し、還元が抑制されると考えています。
今回の研究により、Li２TiO３にCaOを添加することで、結晶粒成長の抑制の可能性だけでなく、H２により還元されにくい特性を持つことが分かり、高温においても安定したＴ放出量を維持可能な核融合炉のトリチウム増殖材料の研究開発が大きく前進しました。

●参考文献
Hoshino, T. et al., Non-Stoichiometry of Li2TiO3 under hydrogen atmosphere condition, Fusion Engineering and Design, vols.75-79, 2005,
p.939-943.
未来を拓く原子力 ２００７39 




FIB加工前後のSEM観察中、観察中、一部削られたブリスタの蓋ピラミッド状の大ブリスタ
FIB加工で完全に削られたブリスタの蓋

粒界

38eV, 1022 D+/m2s,
1026 D/m2, 520K
図３-２２ タングステン表面にできたピラミッド

38eV, 1022 D+/m2s,
1026 D/m2, 520K
図３-２３ 空洞ができている微細なブリスタの内部

16
14
ブリスタ
の断面

38eV, 1022 D+/m2s,
1026 D/m2, 398K

12
放
出
速
度

10
8

突発的
な放出

（1017D2/m2s） 64粒界にできた空洞／き裂

238eV, 1022 D+/m2s,
1026 D/m2, 520K
図３-２４ 大ブリスタの断面（粒界に空洞）

金属に水素やヘリウム等のガスが注入されると、表面にブリスタ（表面に現れるレンズ状の膨らみ）が形成されることが知られています。これまでの数keVイオン照射の実験ではブリスタの高さ（h ）と幅または直径（d ）と０５程度以下であり、ブリスタ内部はガの比率（h /d ）が０．
スが充てんした空孔であることが報告されています。
タングステンは高融点のため有望なプラズマ対向材料
ですが、核融合炉内環境下での水素同位体プラズマとの相互作用を解明する必要があります。そこで、１，８００℃
熱処理した再結晶タングステンを用いて核融合炉周辺プ
ラズマに相当する大量の重水素（エネルギー：数十eV，粒子束：１
０２２D＋/m２s，フルエンス：１０２７D/m２まで）を照射
し、ブリスタ形成の現象を調べました。この結果、図３-２２と図３-２３のようにピラミッドを始め様々な形状をした高いドームの大ブリスタや微細なブリスタが観測されました。ブリスタのh /d がいずれも従来のイオン照射の報

0300 400 500 600 700 800 900 1,000
温度（K）
図３-２５ 加熱中の重水素放出の様子（加熱速度：０．
５K/s）

告値より一桁以上高く、局所超塑性を示しました。また
大ブリスタの内部には大きい空洞がありませんが、その下にある粒界には大きい空洞が形成されていました（図３-２４）。一方、微細なブリスタは結晶粒内に数多く形成され、その内部はすべて空洞でした（図３-２３）。更に、照射後の材料を加熱すると、ブリスタ爆裂に伴う重水素の突発的な放出が発生することを初めて観測し（図３-２５）、
水素の急激なリサイクリング現象を見いだしました。
高いドームのブリスタの形成は水素誘起原子空孔の形成とその後の水素−空孔クラスタの生成・合体、更にはその表面近傍から奥への拡散（すなわちタングステン原
子の表面への拡散）という現象と考えられます。タング
ステンは、そのブリスタ形成が懸念されていますが、今回の研究により水素誘起による局所超塑性という機構が明らかとなり、今後ブリスタ形成の抑制手法を開発する
ことで核融合炉内材料として期待できると考えられます。

●参考文献
Shu, W.M. et al., Blister Bursting and Deuterium Bursting Release from Tungsten Exposed to High Fluences of High Flux and Low Energy
Deuterium Plasma, Nuclear Fusion, vol.47, no.3, 2007, p.201-209.

40 未来を拓く原子力 ２００７



 





真空容器

超伝導コイル

図３-２７ 開発樹脂
中性子遮へい特性試験用の試験体で、大きさは縦４０cm×横４０cm
×厚さ５cmです。

真空断熱容器

中性子
遮へい樹脂

実
効
線
量
減
衰
率

ポート部
（水充てんが困難）

中性子
遮へい樹脂

300
250

0.1
0.01

図３-２６ JT-６０改修装置の断面図とポート周辺拡大図
ポート周辺部では限られた空間で放射線による超伝導コイルの発熱を低減しなければなりません（真空容器は高温プラズマを閉じ込める容器で、真空断熱容器は極低温の超伝導コイルを真空断熱するための容器です）。

0

5

10

15

20

遮へい体の厚さ（cm）

図３-２８ 中性子遮へい特性試験結果
代表的な中性子遮へい樹脂材であるポリエチレンに匹敵する
中性子遮へい特性を有しています。
室温の
場合

開発樹脂
ポリエチレン
コンクリート

開発樹脂（実験値）
開発樹脂（計算値）
ポリエチレン（実験値）

1

開発樹脂
ポリエチレン
コンクリート250℃の場合

機 200
械
強 150
度
（MPa） 100
50
0
引張強度

曲げ強度

圧縮強度

引張強度

曲げ強度

圧縮強度

図３-２９ 開発樹脂と従来の遮へい材の強度特性
開発樹脂は、室温，２５０℃の場合ともに、従来からあるポリエチレン，コンクリートの放射線遮へい材を上回る機械
強度特性を有しています。（注：２５０℃の場合、ポリエチレンはデータなし、コンクリートのデータは圧縮強度のみ）

超伝導コイルを新たに採用するJT-６０改修装置では、
重水素実験によってプラズマから発生する中性子の遮へいは主に二重壁構造内に水を充てんした真空容器で行います。しかし、ポート周辺部では真空容器のように二重壁構造にして水を充てんすることが困難なため、近接する超伝導コイルでの核発熱低減のためには、水に代わる
放射線遮へい材料が必要となります（図３-２
６）
。真空容
器は２
５０℃以上でベーキングを行うので、その遮へい材
料には耐熱性が要求されます。また、プラズマ発生・消滅時には磁場変動により真空容器とその周辺構造物には大きな電磁力が働くため、遮へい材には機械強度（圧縮強度：５０MPa以上）も要求されます。更に狭隘なポート
周辺部に過大な荷重がかからないように軽量性が不可欠となります。こうした材料候補としてはコストが低く、成型が容易な樹脂系材料がありますが、多くの開発実績のあるホウ素添加ポリエチレンでは耐熱性，強度ともに要求を満足できませんでした。そこで私たちは樹脂系材料の見直しを行いました。樹脂母材の候補１０種類を選定

し、２５０℃の耐熱試験を実施して候補材料を４種類に絞りました。次に遮へい性能向上のためにホウ素を混練した試験体を製作し、JISに基づく機械強度試験を実施して、高温環境下でもコンクリートより高い強度を有するフェノー
ル系樹脂を最終的に選択しました。開発樹脂（図３-２７）の耐熱温度は荷重たわみ試験の結果、３００℃となることを確認しました。図３-２９に開発した樹脂とポリエチレ
ン、コンクリートの室温と高温環境下（２５０℃）での機械強度試験結果を示します。開発樹脂は、室温，２５０℃ともに十分な機械強度を有していることが分かります。更
にこの樹脂はコンクリートと比較して体積で１/２、重量で１/２〜１/３であり遮へい材料の軽量化が可能です。最後に、この樹脂に対し、２５２Cf中性子源による遮へい特性試験を実施し、この樹脂がポリエチレンに匹敵する遮へい特性を有することを確認しました（図３-２８）。以上から、高温環境下でも使用できる高性能な中性子遮へい材料が実現できました。

●参考文献
Morioka, A. et al., Development of a Heat-Resistant Neutron Shielding Resin for the National Centralized Tokamak, Journal of Plasma andFusion Research, vol.81, no.9, 2005, p.645-646.
未来を拓く原子力 ２００７41 


量子ビームは、電磁波（レーザー，Ｘ線，γ線など）、
レプトン（電子，陽電子，ミュオン，ニュートリノなど）、
ハドロン（陽子，中性子，
メソン，
イオンなど）がつくる
波動性と粒子性を併せ持つビームです。原子力機構では、東海，高崎，関西の各地区において稼動している研究炉や加速器等からの中性子ビーム，イオンビーム，電子線，γ線，
高強度極短パルスレーザー，
高輝度放射光等を有機的に利用して（図４-１）、以下のように研究開発を進めることにより、量子ビームテクノロジーを科学技術イ
ノベーションの中核技術として確立し、これを普及させることを通して、科学技術・学術の進歩と産業の振興に貢献することを目指しています。
量子ビームのどのような機能に着目するか
各量子が相互作用する相手は原子や分子ですので、ナノレベルでの高精度な加工が可能です（「創る」機能）。また、「見えないものはつくれない」と言われるとおり、
ナノレベルでの加工や物質創製にはナノレベルの観察が必要です。量子ビームではこれが可能であり（「観る」
機能）、原子の配列，電子の状態，元素の種類などの観察を通して、物質がなぜ超伝導などの機能を持つようになるかなどの謎に迫ることができます。更に、量子ビーム
は局所的に大きなエネルギーを与えることができるので、他の部分にあまり影響を与えずにがん細胞等を攻撃することができます（「治す」機能）。
どのような科学技術分野を対象とするか
原子力機構では、科学技術基本計画に定められた重点推進４分野を中心に、次のような研究開発を進めています。ナノテクノロジー・材料分野では、高耐久性燃料電池膜の開発や超伝導機構の解明研究など、生命科学・バイオ技術分野では、創薬等を目指したタンパク質構造解析やDNA損傷・修復機構解明と新品種創出の研究など、
環境・エネルギー分野では、原子炉材料の応力腐食割れ

図４-１

機構解明と対策技術開発や環境浄化材料・環境浄化技術の開発など、情報通信分野では、耐放射線半導体の開発
や新規半導体創製の研究などを行っています。また、先進医療分野では、高強度レーザーを使って陽子ビームを発生させることにより、がん治療装置の超小型化を目指すとともに、環境と人に優しい医用材料の開発などを行っています。
どのようなステップで研究開発を進めるか
まず第１段階として、高品位なビームを形成する技術の開発を行っています。中性子の高効率輸送・集束に威力を発揮する世界最高性能のスーパーミラーの開発、
レーザー加速による２．
２MeVまでの安定した陽子発生と単色化に、それぞれ成功しています。
第２段階として、量子ビーム利用技術の高度化を進め、技術革新につながる成果の発信と量子ビーム利用の新たな可能性の提示を行っています。偏極中性子解析
法、強磁場下Ｘ線回折法など新たな測定・解析技術の開発とそれらによる磁気フラストレート系化合物の微細な磁気構造の決定、DNA修復に新たな機能を持つタンパク質の発見などに成功しています。また、トピックス４-１
で紹介する宇宙における強誘電体氷の存在の提唱など、基礎科学への新たな量子ビーム利用の可能性を提示しています。
第３段階として、実用化段階にある技術については、技術移転により産業利用を促進しています。電子線やγ線を用いた橋かけやグラフト（接木）技術を用いて、電力損失の極めて少ないミリ波アンテナ基板の開発、温泉水から有用金属を捕集する新技術の創出などを行うとともに、イオンビームを用いて、キク科の新しい花色を持つ新品種の実用化に成功しています。また、中性子や放射光を用いた残留応力測定技術や、短パルスレーザー
による非熱蒸発加工技術を、FaCTプロジェクトの課題解決に応用するための連携協力を進めています。

原子力機構の量子ビーム施設群と各地区における研究開発及び最近のトピックス

42 未来を拓く原子力 ２００７

 







（a）
300

地球

250

火星

氷XI

水素の配置を非常に詳しく分析でき
るHRPD。氷XIの精密な構造を明らかにしました。

氷XI

木星

120

日常目にする氷Ih
100
温
度
（K）

土星

80

72K

（b）

60
天王星
＋

40
20

海王星

中性子ビーム冥王星

強誘電体の氷XI
−

0
0

30
40
10
20
太陽からの距離（天文単位）

50

生まれたての太陽系で氷XIが静電気力で合体成長すると、惑星が早く誕生します。

短 時 間（１０分 ）の測定で水素の配置がわかるWAND。
水素が時間の経過に伴って揃う様子を調べました。

冷たい宇宙
空間の氷を
模擬

図４-２ 太陽系における強誘電体の氷XI（コオリジュウイチ）の存在を温度と太陽からの距離（１天文単位とは太陽と地球の距離）に対して描いた図。青と赤の円は酸素と水素を表し、氷Ih（コオリイチエッチ）と氷XIの分子の構造を示します。天王星，海王星，冥王星に氷XIが存在すると予測しました。

図４-３ （a）研究用原子炉JRR-３に設置の高分解能中性子回折
装 置（High Resolution Powder Diffractometer：HRPD）と（b）中性子散乱日米科学技術協力協定に基づいて原子力機構が米国
オークリッジ国立研究所に設置した広角中性子回折装置（Wide-Angle Neutron Diffractometer：WAND）。これらを相補的に用いて現象解明しました。

中性子を用いれば、Ｘ線や電子線では詳しく調べることのできない水素（H）の位置が正確に分かります。最近、冷たい宇宙空間の氷を実験室で模擬し、それに中性子を当てて水素の位置を調べたところ、天王星，海王星，
冥王星等と同じ温度条件下（約−２００℃）で、氷結晶中の水分子（H２O）の水素がそろう様子を観測することに初めて成功しました。水分子の水素は正の電荷を帯びているので、これがそろうと氷が正負に分極して強誘電体になります。この結果に基づいて、私たちは、氷XI相と呼ばれる強誘電体の氷が宇宙に存在することを提唱しています（図４-２）。
日常目にする氷は氷Ihと呼ばれます。水素が均等に配置するのでこれに電荷の偏りはありません。ところが
氷XIでは、図４-２の赤い矢印で示すように水素の多い側はプラスで、少ない側はマイナスに偏ります。このため、氷同士が静電気力を及ぼし合うことになります。生
まれたての太陽系に存在した数ミクロン程度の氷XIは、静電気力で合体成長して、周りの電子やイオンを引き付けたはずです。氷XIのこの特殊な性質は、惑星形成や物質進化の謎を解く鍵になるのではと考えています。
私たちは、研究用原子炉JRR-３（Japan Research Reactor
No.３）に精密な中性子回折装置（図４- ３）を設置しており、これを駆使して氷XIの構造を詳しく調べました。
また、オークリッジ国立研究所の高出力原子炉に設置された高感度な中性子回折装置を使って水素配置の時間変化を調べ、図４-２の赤い帯で示した５７K（−２１６℃）か
ら６６K（−２０７℃）の温度範囲で氷XIが発生し、その性質
は７２K以下で維持されることを解明しました。触媒としての効果を持つ水酸化物を添加した氷だと一週間で十分な数の水素がそろいます。一週間で生じた水素の移動現象を触媒のない氷に対して見積もると約１万年になります。したがって、５７Kから６
６Kの温度範囲で１万年以上経過した経験があって、その後は７
２K以下の温度で保たれた宇宙の氷は強誘電体の氷XIになります。
この条件に太陽系で合致するのが、土星の輪，天王星と海王星の衛星，冥王星とカロン，より遠方に存在するカイパーベルト・オールト雲の氷天体です。私たちは、ここに強誘電体の氷XIが存在すると予想しています。その氷XIを、将来、天体観測や惑星探査で発見することは不可能ではありません。低温高圧下の中性子実験を現在展開しており、氷天体にどの程度の質量の強誘電体が存在するのか研究しています。以上のように、原子力機構
では、中性子ビームの高度な利用による新たな科学分野の開拓に取り組んでいます。

●参考文献
Fukazawa, H. et al., Existence of Ferroelectric Ice in the Universe, Astrophysical Journal Letters, vol.652, no.1, 2006, p.L57-L60.
未来を拓く原子力 ２００７43 





野生型





変異体
O − CH2COOH
CH2COOHN
H
インドール酢酸（IAA）

図４-４ 変異体の特徴
合成オーキシン２，
４-Dを含む培地で育てると、野生型では根が短くなり多くの側根ができますが、イ
オンビーム変異体では根が長く側根はできません。

ClCl

図４-５ オーキシンの構造
インドール酢酸
（IAA）
と２，
４- ジ
クロロフェノキシ酢酸（２，４-D）
は、バイオテクノロジーや農業の分野でもよく利用される
植物ホルモンであるオーキシ
ン（総称）に属しています。

２，４-ジクロロフェノキシ酢酸（２，４-D）

図４-６ いろいろな生物のSMAPのアミノ酸配列
シロイヌナズナのSMAPと他の生物のSMAPの配列の一部を並べて比較しました。赤く色付けしたものはアミノ酸が完全に一致するもの、オレンジ色はほとんど同じであるアミノ酸を表しています。

生物に放射線を当てると、生物の持つDNA配列に変化が起き変異体ができます。イオンビームはγ線などに比べその局所的に与えるエネルギーが大きいため、比較的大きなDNAが欠失したり移動したりするのが照射効果としての特徴です。そのため、イオンビームの利用により、これまでにない新しい変異体が創出でき、植物育種の分野で大きな成果を挙げてきました。
変異体の誘発は、基礎科学分野でも大変有用です。植物の生長制御機構の解明にも多くの変異体が利用されています。しかし、研究が進展すればするほど、より多くの変異体が必要になり、従来の化学物質などの変異原から分離が可能な変異体だけでは不十分になってきているのが現状です。そこで私たちは、イオンビームの特徴を活かし、植物の生長制御機構の解明に役立つ新しい変異体の単離を試みました。
イオンビームで照射した種子の子孫から得られた約３万個体のシロイヌナズナから、植物の生長や分化をコントロールしている重要な植物ホルモンであるオーキシンに対する応答が特異な変異体の分離を試みました。
その結果、オーキシンのうちインドール酢酸（IAA）という分子には正常に反応するけれども、２，
４- ジクロロ
フェノキシ酢酸（２，４-D）という別の分子には反応が弱いというこれまでにない特性を持つ変異体を発見しました（図４-４，図４-５）。DNAを調べてみると、この変異体にはイオンビームによると思われる約４４，０００塩基対の欠失がありました。この欠失領域には１０個の遺伝子が存在していたのですが、欠失領域のDNAを小さく切断し、変異体に導入し、野生型に回復するものを探すことにより、この特異なオーキシン応答に関与している遺伝子を特定しました。この遺伝子は比較的小さな酸性タンパク
質を暗号化していたのでsmall acidic protein１（SMAP１）と名付けました（図４-６）。興味深いことに、SMAP１遺伝子と類似した遺伝子は、植物のみならず動物ゲノムにも広く存在していることがデータベースから明らかとな
り、SMAP 遺伝子が生物進化の過程で保存されてきた重要な役割を担う未知の機構に関与していることが示唆されました。これまでSMAP 遺伝子の機能についてはどの生物においても解析が全くなされておらず、イオン
ビームによる今回の発見で、この遺伝子の生長制御における重要性が初めて認識されました。今後は、この遺伝子が暗号化しているタンパク質が、どのような分子メカ
ニズムでオーキシンによる生長を制御するのかといった疑問や、植物以外の生物におけるSMAP 遺伝子の役割について探究していく予定です。

●参考文献
Rahman, A., Oono, Y. et al., A Small Acidic Protein 1 (SMAP1) Mediates Responses of the Arabidopsis Root to the Synthetic Auxin
2,4-Dichlorophenoxyacetic Acid, The Plant Journal, vol.47, no.5, 2006, p.788-801.

44 未来を拓く原子力 ２００７

 






（a）

165

L

Γ

X

Γ

165

160
position 155
(meV)
150
145

（b）
図４-７ CVD法で作成されたボロンドープダイヤモンド。厚さは約１００μmあります。

［00ζ］方向

shift
(meV)

155 position
(meV)
150

LOΓ→X

TOL

145

0
-2
-4
-6
-8

0

-2
-4
-6
-8

（c） 1.2

1.2

0.8

0.8

0.4

0.4

λ
(q)

［ζζζ］方向

160

LOΓ→L

shift
(meV)

λ
(q)

0.0

0.0
1.50
1.25
1.00
q (ζin [ζζζ])

2.0

2.5
q (ζin [00ζ])3.0（Γ：ゾーンセンター，Ｌ：［ζζζ］方向のゾーンバウンダリー，
X：［00ζ］方向のゾーンバウンダリー，q：運動量）

（d）

（e）

（f）

図４-９ （d）はダイヤモンド結晶構造，（e）はΓ点でのLO-モード（三次元図），（f）
はΓ点でのLO- モード（上から見た図）です。

金属を極低温に冷やすことで電気抵抗がゼロになる超伝導状態が発現することは古くから知られています。これは極低温下で金属内の結晶を構成している原子が振動（格子振動）を起こすことにより、それが媒介となってマ
イナスの電荷を持つ電子がお互いに引力を及ぼし合いペアーを作り発現します。これに対して、もともとは絶縁体で伝導電子が存在しないダイヤモンドに、高密度の不純物を注入することで伝導電子が発生し、比較的高い温度で超伝導が発現することが発見されています。その発現機構の解明が室温超伝導体の創製へとつながることが期待されます。格子振動は、それが進む方向，大きさ（運動量ともいいます），その時のエネルギーの三つの要素
で状態が決定されます（格子振動の分散関係といいます）。私たちは、ダイヤモンドの格子振動の中で最もエネ
ルギーの高い縦波光学振動モード（LO- モード）に注目し、超伝導を示さない非超伝導ダイヤモンドとボロンをドープした超伝導ダイヤモンド（図４-７）のLO-モードの分散関係を観測し比較しました。図４-８（a）に観測されたLO-モードの分散関係を示します。また、図４-９（d）に実験で観測した格子振動の方向を示します。［ζζζ］
は立方体のダイヤモンド構造の対角線方向、［００ζ］は向かい合う面方向です。ここで注目したいのは、超伝導ダイヤモンドのΓ点でのエネルギーが非超伝導ダイヤモン

図４-８ （a）は非超伝導ダイヤモンド（赤）と超伝導ダイヤモ
ンド（緑）のLO-モードの分散関係を示します。
（b）
は、
（a）
の２
種類のダイヤモンドの格子振動エネルギーの差を縦軸にプロットしたもので、Γ点で差が大きく、運動量が大きくなるにした
がってそれが小さくなっていることが分かります。
（c）
は
（b）
か
ら計算される電子−格子振動相互作用の大きさλ
（q）
を表してい
ます。

ドのそれと比較して低くなっていることです。このエネ
ルギーの低下は運動量が大きくなるにしたがって小さくなっていっていることも観測されています。このΓ点でのLO-モードの振動は、図４-９（e），（ f ）に見るように、立方体のダイヤモンド構造を上から見た場合（［００ζ］方向）、コーナーの原子と中央に位置する原子は同じ方向に、それらの中間に位置する原子は反対方向に動く振動です。一方、同じ方向に進む音響モードではLO-モードで観測されたエネルギーの低下が観測されませんでした。これらの事実から超伝導ダイヤモンドにおいては、
電子が最高エネルギーの縦波光学振動モードと強く相互作用をしてこれが超伝導発現の引き金になっていることが予測されます。図４-８（c）にはこの電子−格子振動相
互作用の強さに対応する量λ（q）を示しています。
ボロンドープダイヤモンドの電子−格子振動相互作用の発見がきっかけとなって、理論的な計算からより高い
超伝導転移温度を持つ超伝導ダイヤモンドの可能性も議論され始めています。今回の発見には、単結晶の超伝導体の作成に成功したこと及び高輝度・高エネルギーの第三世代の放射光源を利用することでＸ線非弾性散乱実験が可能となったことにより、格子振動の分散関係を観測できたことが大きく寄与しています。

●参考文献
Hoesch, M., Fukuda, T., Mizuki, J. et al., Phonon Softening in Superconducting Diamond, Physical Review B, vol.75, no.14, 2007, p.140508-1140508-4.
未来を拓く原子力 ２００７45 

 



放射線

100

損傷DNA

10

結合

不活化

生
1
存
率
（%）

活性化RecA
タンパク質

LexA2
タンパク質

DNA修復関連遺伝子
活性化の脱抑制野生株

0.1

pprA 遺伝子

LexA2タンパク質
不活性化変異株

DNA修復関連
タンパク質

0.01
0

5

10

15

γ線量（kGy）

pprA 遺伝子活性化の増強

タンパク質
量増加
PprA
タンパク質

図４-１０ γ線に対する生存率
LexA２タンパク質を不活性化した変異株を作製し、そのγ線に対する生存率を調べました。LexA２タンパク質を不活性化した変異株は、野生株よりもγ線に対して耐性であることを明らかにしました。これは、LexA２タンパク質を不活性化した変異株
でDNA損傷が速やかに修復されていることを意味しています。

図４-１１ ラジオデュランスの放射線応答機構
放射線によって生じた損傷DNAと結合することでRecAタンパ
ク質が活性化し、DNA修復関連遺伝子の活性化を抑制している
LexA2タンパク質を不活性化します。これにより、DNA修復関連遺伝子活性化の脱抑制が起こります。この脱抑制によって、通常は細胞増殖等に不利益となるため抑制されていたpprA 遺伝子の活性化が増強され、DNA修復が行われると考えられます。

微生物の放射線応答機構は、１９７０年代から大腸菌で研究が盛んに行われており、放射線照射後にDNA修復タン
パク質群の細胞内生産の増加を促す仕組みがあることが分かっています。RecAタンパク質（Recombinase「組換え 酵 素」に 由 来）とLexAタ ン パ ク 質（Locus for X-ray
sensitivity「Ｘ線感受性に関する遺伝子領域」に由来）がこの応答の中心的役割を担っています。一方、私たちは、放射線抵抗性細菌デイノコッカス・ラジオデュランス（ラジオデュランス）の放射線応答機構にRecAタンパ
ク質が関与するが、LexAタンパク質は関与していない
ことを明らかにしました。また、私たちは、DNA修復促
進 タ ン パ ク 質PprA（Pleiotropic protein promoting DNA
repair「DNA修復を促進する多面的タンパク質」に由来）を発見し、それが放射線耐性機構に重要であることを明らかにしてきましたが、放射線応答機構におけるPprAタ
ンパク質とRecAタンパク質の関係は不明でした。
ラジオデュランスはLexAタンパク質の他に、アミノ酸配列が類似したタンパク質（LexA２と命名）を持っています。そこで、私たちはバイオインフォマティクスと分子生物学の連携によって、LexA２タンパク質の不活性化によりラジオデュランスの放射線耐性が向上することを明らかにしました（図４-１０）。ラジオデュランスの全ゲノムDNA塩基配列は、１９９９年に米国ゲノム研究所が解読済みです。しかし、解読した配列のlexA２遺伝子相当
領域には間違いがあり、これまでこの間違った配列をもとに研究が行われてきました。このため、私たちはlexA２
遺伝子の正しいDNA塩基配列を決定し、これに基づき正しいアミノ酸配列を持つLexA２タンパク質の性質を詳細に調べ、その結果、次のことを明らかにしました。RecA
タンパク質は損傷DNAと結合することで活性化します。
活性化RecAタンパク質とLexA２タンパク質が相互作用することでLexA２タンパク質が不活性化されます。これ
により、DNA修復関連遺伝子活性化の脱抑制が起こり、pprA 遺伝子の活性を増強することで、最終的にPprAタ
ンパク質の細胞内生産が増加するのです（図４-１１）。この一連の出来事が、LexA２タンパク質を不活性化した変異株の放射線耐性が向上する一因であると考えられました。
現在、PprAタンパク質は高効率のDNA修復試薬として製品化されていますが、今回の研究成果に基づき、試薬製造過程におけるPprAタンパク質生産効率の向上への応用が可能となります。更に、DNA修復タンパク複合体の立体構造解析を行い、タンパク質相互作用の詳細な分子機構を明らかにすることで、医療の高度化に役立つ
新たなDNA修復タンパク複合体による創薬の開発が期待されます。

●参考文献
Satoh, K. et al., Down-regulation of Radioresistance by LexA2 in Deinococcus radiodurans , Microbiology, vol.152, no.11, 2006, p.3217-3226.

46 未来を拓く原子力 ２００７

 







350

０T
１３．
５T

300

（1,0,2）

中 250
性
子 200
磁
気 150
反
射 100
強
度
50
（a.u.）（0,1,1）

無磁場

磁場下（-1/2,2,1）（3/2,0,1）（1/2,1,0）（2,1,1）（5/2,0,-1）（2,2,2）（1,3,1）（2,2,0）（3,0,2）（0,3,1）（1,1,1）

0

1

1.5

2

2.5

3

3.5

Q（格子定数で規格化した逆格子単位）

図４-１２ 無磁場（青）、１３．
５Tの磁場中（赤）における中性子
粉末回折パターン（磁気反射強度のみ）を示しています。強度解析により磁気構造を決定しました。一つの四面体に注目す
ると、無磁場では四つの磁気モーメントのうち二つが上で二つが下という構造ですが、磁化プラトー相では三つが上で一つが下という構造に変化します。これらの磁気構造の三次元配列には幾つかの可能性がありましたが、私たちはこれを決定しました。

図４-１３ 中性子，Ｘ線回折で決定されたHgCr２O４の磁化プラ
トー相における構造。青丸、赤丸ともにCrスピンを表します（青丸が上向きスピン、赤丸が下向きスピン）。青丸間の距離が伸び、青丸−赤丸間の距離が縮むことによりこの磁気構造が安定になっていると考えられ、この系における強いスピン−格子
相互作用を示しています。

スピネル型磁性体ACr２O４（A：非磁性元素）では正四面体の頂点に磁気モーメントが存在し、更にこの正四面体が三次元的ネットワーク（パイロクロア格子）を構成しています。この構造に起因してCr３＋スピン間の相互作用に強いフラストレーションが存在します。また、Cr３＋
イオンは軌道の自由度を持たずヤン−テラー歪みと呼ばれる格子歪み（軌道の縮退を解いてエネルギー的に安定化させるために、格子変形により対称性を下げる）を起こさないため、相互作用に比べて十分に低い温度まで強いフラストレーションにより磁気秩序を起こさないと予想されています。しかし、実際の物質では低温で格子歪みを伴い長距離磁気秩序を起こします。これは、スピン・ヤン−テラー効果とも呼ばれ、スピン−格子相互作用に起因して発現する格子歪みとして興味深い現象です。
この現象は、量子スピン系で見られるスピン−パイエルス転移（構造歪みを伴いスピンダイマーを形成する）と発現機構が類似しており、また機能性物質として注目されているマルティフェロイクス〔強（反強）磁性と強（反強）誘電性が共存し、磁場で誘電性を電場で磁性を制御可能〕とも関連しています。
更に、ACr２O４では磁場中で磁化が一定になるプラトー現象が広い磁場領域で観測されており、上記の強いスピン−格子相互作用に起因すると理論的に予測されています。しかし、この磁化プラトー領域における磁気構造、結晶構造は実験的に明らかにされていませんでした。私たちは、上記の磁化プラトー領域におけるスピン−格子
相互作用を明らかにするために、１０T付近で磁化プラトー相を示すHgCr２O４を用いJRR-３において中性子回折実
験を、SPring-８においてＸ線回折実験を行いました。
最初に中性子回折実験を行い、無磁場での磁気構造を明らかにしました。図４-１２に典型例として０及び１
３．
５T
でのスペクトルを示しますが、磁場を増加させていくと
１０T付近で急激に磁気構造の変化が起こり、磁気ブラッ
グ反射のスペクトルが大幅に変化します。このスピン配列にはいくつか可能性がありましたが、詳細な解析により図４-１３に示すような磁気構造を一意的に決定しました。四面体上の４個のスピンのうち３個が磁場方向に１個が磁場と反対方向に向いています。更に、磁場中で放射光Ｘ線回折実験を行うことにより、結晶構造も磁化プラトー相で変化し、磁気構造と同様の対称性を持つことを明らかにしました（青丸間の距離が伸び、青丸−赤丸間の距離が縮む）。これは、この系において無磁場で見られる磁気転移のみならず、磁場中での磁気転移にもスピン−格子相互作用が大きく関与していることを示しています。私たちはこの重要な事実を初めて実験的に明らかにしました。

●参考文献
Matsuda, M. et al., Spin-lattice Instability to a Fractional Magnetization State in the Spinel HgCr2O4, Nature Physics, vol.3, no.6, 2007, p.397-400.
未来を拓く原子力 ２００７47 

 

図４-１４ 光合成のコンパートメントモデル化と炭素動態の数式化
光合成の過程（左側）を炭素の動きに注目したコンパートメントモデルとして表し（右側）、これを数式化したもの（式１）を解いて（式２）を得ます。
（a）

（b）

60

供給11CO2濃度
葉内炭素同化産物濃度（実測値）
モデル推定曲線

11C

５分後

１０分後

１５分後

２０分後

２５分後

３０分後

３５分後

４０分後

40

放
射
能
量
（count/pixel） 20

図４-１
５ 葉における炭素動態の経時変化とコンパートメントモデル解析による推定
植物ポジトロンイメージング技術で光合成の様子をその場観察した画像（a）。
この計測値（b）●と推定曲線（b）一は良く一致しました。

00

私たちの体の中で物質がどのように動いているかをその場観察できるPET（ポジトロン断層法）は、がんの診断など、医療分野の基礎研究から診断の現場まで幅広く利用されています。植物を対象とした研究においても、養分や環境汚染物などの植物内での動きを知るための様々な技術が開発されてきました。しかし、その多くは植物を切ったり押し花にするため、植物が生きたままでの様子を知ることは大変困難でした。私たちは、生きた植物中での養分や環境汚染物の動きを知ることができれば、植物の生理機能を診断できるのではないかと考え、
植物ポジトロンイメージング技術を開発し、養分などの輸送・分配・蓄積の仕組みや、環境変化やストレスに対する応答を明らかにする研究を進めています。
私たちは、炭素１１（１１C）という放射性同位元素で標識した炭酸ガス（１１CO２）を光合成研究に利用する方法を開発し、植物が葉から取り込んだ１１CO２を原料に糖を作り、これを養分として植物体へと送り出す様子のその場観察に成功しています。しかし、この観察で得られる画像
は、「炭素を取り込んで糖を作る」機能による１１Cの動きと1020
測定時間（分）30「糖を養分として送り出す」機能による１１Cの動きを足し合わせたもので、それぞれを分けて見ることはできませんでした。そこで、光合成に伴う炭素の動きに着目したコンパートメント（箱）モデルを作成し、各コンパート
メント間での炭素のやり取りを表す数式を解けば、炭素の動きからそれぞれの機能を評価（診断）できると考えました（図４-１４）。その結果、数式を解いて推定した葉の中での炭素の動きは、１１CO２を用いた光合成のその場観察で得られた計測結果を精度良く再現し、炭素を取り込
んで糖を作る機能と糖を養分として送り出す機能を数値化して診断できることが分かりました（図４-１５）。
今回新たに開発に成功した光合成のコンパートメント
モデル解析法は、光合成で作られた糖を効率良く食糧となる組織へ輸送・蓄積させる技術の開発や、地球温暖化で問題となっている大気中の二酸化炭素を植物に効率良く固定させる技術の開発など、植物機能の基礎的な研究だけでなく、農業や環境への応用を目指した研究への貢献も期待されます。

●参考文献
Kawachi, N. et al., Kinetic Analysis of Carbon-11-Labeled Carbon Dioxide for Studying Photosynthesis in a Leaf Using Positron Emitting Tracer
Imaging System, IEEE Transactions on Nuclear Science, vol.53, issue 5, 2006, p.2991-2997.

48 未来を拓く原子力 ２００７

 


超新星爆発

主要成分が異なる多層構造
H
He
C
O/Ne
Mg/Si
Fe

元の同位体

新しい同位体

103

新
し
い
2
同 10
位
体
と
1
元 10
の
同
位
1
体
の
比
10-1
30

光

光
中性子

中性子

図４-１６ 超新星爆発の光による新しい同位体の生成
超新星爆発において、酸素とネオンが豊富な領域（O/Ne）では光が元になる同位体に入射して原子核から中性子を剥ぎ取り、新しい同位体を生成します。

鉄より重い元素の約９９％は、太陽系誕生以前に存在していた多数の恒星の中で、中性子と原子核の反応によって生成されたことが判明しています。その一方で、残りの同位体のうち２７核種の同位体は中性子では生成できな
いことが知られており、超新星爆発の光による起源仮説が提案されていました（図４-１６）。太陽より８倍以上の質量を有する恒星は、生涯の最後に超新星爆発を起こします。超新星爆発では膨大な光が発生し、一部の光は光核反応を引き起こすほど高いエネルギーになります。このような高いエネルギーの光が原子核に入射すると、中性子を剥ぎ取る反応が発生し、新しい同位体が生成されます。そして、２００４年に原子力機構（当時の原研）を中心とした研究チームによって、太陽組成では「光で生成された同位体の量と元の同位体の量の比はほぼ一定である」ことが発見されました。これは、光によって元素が生成された証拠です。
太陽系誕生以前に、銀河系の中で様々な質量，初期組成を持つ恒星が誕生しました。このような物理的な個性が異なる恒星は、それぞれ異なる進化をとげ、異なる元素の生成を行います。そのため、生成された元素の種類と量は恒星によって異なります。生成された元素は超新星爆発などによって星間ガスに還元されます。やがて、星間ガスから私たちの太陽系が誕生しました。残された問題は、どのような超新星爆発が太陽系の組成に影響を与えたのかという点です。

Se Sr Mo Pd Sn Xe Ce Sm Dy Yb W Pt
Kr
Ru Cd Te Ba
Gd Er Hf Os Hg
In

40

50
60
原子番号

70

80

図４-１７ 様々な物理的な個性を有する超新星爆発での光による元素の生成量の計算結果
黒丸は質量が大きい場合、四角は重元素の初期組成が少ない場
合、三角は爆発エネルギーが大きい場合の計算結果を示します。点線は３の値を示します。

そこで、私たちは様々な質量，初期組成，爆発エネル
ギー等を持つ恒星の進化のモデル計算を行い、光によって元素が生成される様子を再現しました（図４-１７）。その結果、３種類の異なる超新星爆発で生成された同位体と元の同位体の比はほぼ一定であることが分かりました。すなわち、生成された同位体と元の同位体の比の分
布は、恒星の個性に強く依存しないことが判明しました。次の問題はなぜこのような現象が起きるのかということです。計算結果を分析し、そのメカニズムを解明しました。
超新星爆発において光により新しい同位体が生成される恒星内の領域は、図４-１６に示す酸素やネオンの豊富な領域やその近傍であることが分かりました。この領域
は、恒星の爆発エネルギーや質量によって異なります
が、その領域の中の温度の分布はほぼ同じです。すなわ
ち、超新星爆発において、ある温度領域でのみ光による同位体の生成が起こるのです。温度が一定であるため光の分布も一定であり、元になる同位体から同じように新しい同位体が生成されます。したがって、恒星の個性に関係なく、超新星爆発で生成された元素では、「光で生成された同位体の量と元の量の比が元素の種類に関係なく一定である」関係が常に成り立っているのです。そのために、多数の恒星で生成された物質から成る太陽組成でも、この関係が成り立っています。

●参考文献
Hayakawa, T. et al., Principle of Universality of γ-Process Nucleosynthesis in Core-Collapse Supernova Explosions, Astrophysical Journal Letters,
vol.648, no.1, 2006, p.L47-L50.
未来を拓く原子力 ２００７49 



108

四極磁石 中性子吸収材
m
0m
60

スリット
φ5mm

非偏極中性子

磁化ベクトル

スリット

フレーム

正極性中性子

ピーク強度2.8倍増大
107

永久四極磁石型偏極子（偏極度P＞0.99）

106
5

磁石ピース

（a）

負極性中性子

中 10
性
子 104
強
度
3
（a.u.）10

スリット

（b）

図４-１８ （a）永久四極磁石を利用した中性子偏極子，（b）四極磁石内部
での中性子の軌道非偏極中性子は四極磁場中で正負の異なる極性を持つ二つの中性子成分に空間分離されます。そして、一方の中性子成分をスリットで選別し、偏極中性子を取り出します。

二次元検出器

スリット

ビーム
中性子
単色器

スピンフリッパー

永久六極磁石ソレノイド

バックグランド
1/3に低減

102
101
100
0.1

ソレノイド
永久四極磁石 ガイド磁場コイル

磁気ミラー型偏極子（偏極度P〜0.96）

2

4

6 8

2

4

6 8

2

1
10
ビーム中心からの距離（mm）

4

6 8

100

図４-２
０ 二次元検出器で観測された中性子ビームプロ
ファイル
永久四極磁石型偏極子から取り出された高偏極ビームを永久六極磁石に導くと、磁気ミラー型偏極子を用いた時と比べてより多くの偏極中性子がビーム中心の極近傍に集まる様子が観測されます。

図４-１９ 高偏極中性子集光システム
単色化された中性子がスリットを通して永久四極磁石に導かれます。そして、永久四極磁石から取り出された高偏極ビームは永久六極磁石に導かれます。更に、永久六極磁石を通過した中性子ビームプロファイルは集光位置に置かれた二次元検出器で観測されます。

中性子は物質中の原子核や原子磁気モーメントにより散乱されるため、水素のような原子番号の小さな元素を含む物質の構造解析や磁性体の磁気構造解析に有用なものとなっています。私たちはこの中性子ビームの偏極度を従来の磁気ミラー型偏極子を用いた場合の９６％程度か
ら９９．
９％程度に高め、中性子の磁気構造解析精度や効率のさらなる向上を図るために、中性子ビームの軌道が磁場の強さの空間的な変化を感じて曲がる性質を利用した実用型の高偏極中性子集光システムの開発と特性評価に
世界に先駆けて取り組みました。
この磁気光学システムでは、中性子を偏極及び集光するために四極磁石及び六極磁石をそれぞれ使います。これらの磁石は、中心軸の周りにＮ極とＳ極が交互に４個あるいは６個並んだ磁石で、その内部には中心軸に沿った穴が空いています。この穴の内部には、四極磁場や六極磁場と呼ばれる磁場の分布が発生しますが、ここに中性子ビームを通すと、中性子磁気モーメントと磁場との相互作用により、中性子ビームは偏極及び集光されます。四極磁石は非偏極中性子ビームを正負の異なる極性を持つ二つの中性子成分に空間分離する性能に特に優れており、ここから正極性の中性子成分のみを選択することで、９９．
９％程度の極めて高い偏極度のビームを取り出すことができます。一方の六極磁石は正極性の高偏極ビームの集光を良質に行う性能に優れています。この良質さは四極磁石にもいえることですが、物質中での屈折などを用いる他の方法と異なり、四極磁石や六極磁石がビーム経路となる穴の内部にビームの軌道を乱すような物質を全く有しないことに由来します。
私たちは永久四極磁石型偏極子（図４-１８）と永久六極磁石を組み合わせた磁気光学システム（図４-１９）と永久四極磁石型偏極子の代わりに磁気ミラー型偏極子を用いたシステムの特性比較をJRR-３において行ったところ、
永久四極磁石型偏極子から取り出された高偏極ビームを永久六極磁石に導くと、磁気ミラー型偏極子を用いた時と比べてピーク強度比を２．
８倍に、またバックグ
ランドに対するピーク強度比を約１０倍増大できました（図４-２０）。この優れた高偏極中性子集光は、負極性の偏極中性子成分を極力取り除いた正極性の高偏極中性子ビームの利用により初めて実現できました。今後は、開発した磁気光学システムを用いてJRR-３での実用化研究を進めると同時に、新たに白色パルス中性子にも適用可
能なシステムに拡張することによりJ-PARCパルス中性子実験装置の解析性能の向上を図る予定です。
なお、多極磁石による中性子ビーム制御の基礎研究は独立行政法人理化学研究所との共同研究の成果であり、また、本研究の一部は「科学技術振興調整費による知的基盤整備推進制度」の支援を受けました。

●参考文献
Oku, T., Suzuki, J. et al., Highly Polarized Cold Neutron Beam Obtained by Using a Quadrupole Magnet, Physica B, vol.397, issues 1-2,
2007, p.188-191.

50 未来を拓く原子力 ２００７

 


ポリヒドロキシ
ブチレート
（PHB）
フィルム

生分解性
の抑制

酢酸ビニルのグラフト重合



70
PHBフィルム6050

加水分解８０％

分 40
解
率
（%）30

生分解性
の発現

アルカリ
処理

酢酸ビニルをグラフト
重合した
PHBフィルム

20

加水分解３５％100

加水分解０％
0

5

10
15
20
経過時間（日）2530

図 ４-２１ グ ラ フ ト 重 合 に よ る ポ リ ヒ ド ロ キ シ ブ チ レ ー ト（PHB）の生分解性制御技術
微生物が産生する生分解性のPHBをフィルムに成型し、酢酸ビニルをその表面にグラフト重合することにより、生分解性を消失させます。酢酸ビニルアルコールをアルカリ処理により、加水分解して生分解性のポリビニルに変えると、生分解性が回復します。この技術により、使用時は生分解せずに、廃棄前にアルカリ処理することによって生分解性が発現し、微生物によって炭酸ガスと水に分解される材料となります。

図４-２
２ アルカリによる加水分解の酢酸ビニルをグラフト重合したポリヒドロキシブチレート（PHB）の生分解性への影響
酢酸ビニルをグラフト重合したPHBは生分解性を示しません
が、アルカリ処理による加水分解が進むにつれて、徐々に生分解性が回復します。８０％の加水分解により、PHBと同等の生分解性を示すようになります。

生分解性プラスチックは、地中に埋めると最終的に水と炭酸ガスに分解されるため、廃棄物の蓄積を抑制できる材料として、その普及が期待されています。我が国では、世界の利用量の１０％である６，０００ｔが一年間で利用されています。ポリヒドロキシブチレート（PHB）は、微生物の体内に蓄積されるポリエステルであり、生分解性のプラスチックの一つです。電子レンジ用の加熱容器に使用されているポリプロピレンと同じくらいの力学（機械）的強度がありますが、埋立地のような嫌気的条件
でも自然界の微生物により速やかに分解されます。したがって、食器や家電筐体などに応用するためには、使用している間は生分解が進まず通常のプラスチックと同じように安定で、廃棄後はアルカリ等の薬品処理により生分解する特性を発現させる必要があります。
グラフト重合は、プラスチックの基材の上に、接木のように他のプラスチックをつけることができます。この手法では、基材に電子線やγ線を照射して、活性点を形成し、そこに反応性の試薬を加えることにより、試薬分子が連なった枝が成長します。図４-２１に示すように、
PHBのフィルムに電子線を照射して酢酸ビニルをグラ

フト重合すると、酢酸ビニルが連なった分子鎖がPHBの表面を覆います。PHBは生分解性のプラスチックですが、表面を覆った酢酸ビニルは生分解性でないため、PHB重量の１５％程度、グラフト重合すると生分解性が消失します。図４-２２に示すように、酢酸ビニルをグラフト
重 合 し たPHBフ ィ ル ム は、生 物 化 学 的 酸 素 消 費 量（BOD）測定で評価するとほとんど分解しません。ところが、PHB表面のポリ酢酸ビニルの枝をアルカリ処理す
ると、酢酸ビニルの加水分解により酢酸がはずれ、ポリ
ビニルアルコールになります。ポリビニルアルコールは生分解性のため、アルカリ処理の時間を変えて、加水分
解の度合いを増加させるに従い、生分解性は回復しました。約８０％加水分解することで、PHBフィルムと同等の生分解性を示すようになりました。このように、酢酸ビ
ニルのグラフト重合とアルカリ処理を組み合わせること
で、使用時には生分解性を示さず、廃棄前にアルカリ処
理をすることで生分解性を発現することができ、PHBなどの生分解性材料を広い応用分野で可能にすることがで
きます。

●参考文献
Wada, Y., Tamada, M. et al., Biodegradability of Poly(3-hydroxybutyrate) Film Grafted with Vinyl Acetate: Effect of Grafting and Saponification,
Radiation Physics and Chemistry, vol.76, 2007, p.1075-1083.
未来を拓く原子力 ２００７51








（a）



遍歴する重い電子（低温）

局在状態（高温）

EF

Pd

U

総
合
エ
ネ
ル
ギ
ー
（eV）

1

Al

L

H

A

（b）

図４-２３ 重い電子系超伝導体UPd２Al３の結晶構造

A
L

M

固体中の電子は、一般的に結晶全体を自由に動き回る「遍歴状態」と、原子周囲に束縛された「局在状態」の二種類に分類されています。この電子の遍歴性と局在性は相反する性質ですが、それぞれは非常によく理解されています。しかし、希土類やアクチノイド化合物におけるf 電子は、この「遍歴状態」と「局在状態」の中間的あるいは両方の性質を持っており、その振る舞いは非常に複雑であることが知られています。
低温において、f 電子はあたかもその質量が真空中の数百倍以上重い遍歴電子として観測される場合があります。これは「重い電子」と呼ばれますが、電子同士がお互いの相互作用によって避けあいながらも、結晶中をある程度自由に移動していることに起因します。一方、この重い電子は、高温においては局在した電子の振る舞いを示します。これは重い電子系化合物の基本的な特徴ですが、なぜf 電子が遍歴・局在の相反する性質を示すかについては、定性的な解釈しか与えられていませんでした。更に、この重い電子は極低温において、既存の理論の枠組みでは説明できない超伝導を示す場合があり、その機構の解明は、現代の物性物理学の非常に重要な課題の一つとなっています。
今回、私たちは放射光を用いた角度分解光電子分光法
を用い、f 電子の「遍歴」から「局在」への遷移の直接

Γ

H

K

L

H

A

図４-２４
（a）UPd２Al３のバンド構造の温度依存性。低温でフェルミ準位に寄与していた電子が高温でフェルミ準位から離れて局在しています。
（b）測定した運動量方向

的観測を行いました。試料は図４-２３に示したような結晶構造を持つUPd２Al３高純度単結晶試料を用いました。
図４-２４に実験結果から得られた低温におけるバンド
構造（左側）及び高温におけるバンド構造（右側）を示します。低温において、フェルミ準位EFの一部に寄与して「遍歴」的な性質を持っていた５f バンドが、高温においてそのエネルギーが変化してフェルミ準位より離れることにより、「局在」的な性質を示すことが明らかとなりました。
これまで帯磁率などの磁気的な測定から、このような狭い温度領域での電子の遍歴から局在への転移は予測されていましたが、今回の実験で、初めてこの転移を直接観測しました。
また、重い電子系における超伝導機構を理解するためには、５f バンド構造を理解することが必要不可欠です
が、今回、実験的に初めて重い電子系超伝導体のバンド構造を明らかにしました。
この化合物の超伝導を理解するために、様々なモデルが提案されていますが、今後、それぞれのモデルが直接検証されることにより、重い電子の示す超伝導、更には超伝導現象一般に対する理解が進展するものと期待され
ます。

●参考文献
Fujimori, S. et al., Itinerant to Localized Transition of f Electrons in the Antiferromagnetic Superconductor UPd2Al3, Nature Physics, vol.3, no.9,
2007, p.618-622.

52 未来を拓く原子力 ２００７



 





（a）

（b）



コンクリート試験体、ひび割れ幅0.05mm
注水口



初期水分量

（d）0

0%

0

（c）

y

打設面

10.0
20.0

x

30.0
Ｘ
方 40.0向の 50.0距
離 60.0（mm）70.0

エポキシ
シーリング
ひび割れ

水分量（相対値）

5min
10min 15min

30min
60min

80.0

試験体
アルミ製水槽90.0
120min

全面をアルミテープにて密封

100

50

100.0

5min
10min
15min
20min
30min
60min

図４-２５ コンクリートの水分定量の一例（a）コンクリート試験体の切断面、（b）ひび割れ（水平方向）注水実験概要、（c）移動した水分のみの抽出画像（d）図（c）の白線領域について、Ｙ軸方向に積算した水分量の経時変化（相対値） 縦軸は試験体中の位置（上端を０mmとした）

（e）

（f）

図４-２６ コンクリートのひび割れ近傍の水分挙動の連続画像（e）水平方向に走るひび割れ （f）垂直方向に走るひび割れ
今まで困難であった、コンクリート内部の水分挙動を動的にとらえることに成功しました。

我が国において、鉄筋コンクリート構造物の耐久性の把握・向上は、良質な都市資産やインフラの整備、環境負荷の低減などの観点から最重要課題の一つです。なかでもセメントと水の化学反応（水和）や、乾燥に伴う体積変化とひび割れ発生、鉄筋腐食や漏水など、鉄筋コン
クリート構造物に生じる現象の多くに水がかかわっていることは古くから知られていました。しかし、コンクリート中の水分挙動をとらえることは非常に困難で、含水率計や湿度計などを埋め込むことで、少しずつその挙動が明らかにされてきました。これらの測定手法では対象とする系に影響を与えることなく、高空間分解能・高時間分解能での測定は不可能でした。緻密で高度なシミュレーションは行われているのですが、実試料での検証が非常に難しいのです。
図４-２
５及び図４-２６は、JRR-３熱中性子ラジオグラフィ装置を用いてコンクリート内部のひび割れ中の水分挙動を動的にとらえることに成功した画像です。水平に存在する中央のひび割れ部分に画像左側のプールから水分が供給され、ひび割れ部分に沿ってじわじわと水分が移動している様子が鮮明にとらえられています。ひび割れ先端に供給される水分の速度や濃度分布、コンクリートマ
トリクス中への水分拡散などを高精度で定量可能である
ことが分かりました。画像データを詳細に分析してみると、ひび割れを有するコンクリート中のマクロな水分移
動量及び移動速度はコンクリートの含水率に依存して変化することや、ひび割れ中の水分挙動に重力が大きな役割を果たしていること、重力の影響はひび割れ幅の影響よりも大きい場合があることなどが明らかになりました。
その他、建築外装材料を通した水分動態や、セメントの水和反応プロセスにおける水分挙動などの可視化・定量化も行い、多くの専門的な情報を得ることができました。
今後も、これまでとらえることのできなかった多くの現象を明らかにすることで、 更新時期の迫った鉄筋コ
ンクリート構造物の劣化診断や、構造物の耐久性向上にかかわる技術の高度化などに極めて有用な解析手法として、我が国の良質な都市資産の形成に資することができると期待しています。
なお、本テーマは２００６年度に文部科学省の中性子利用
技術移転推進プログラムによって始まり、２００７年度は施設一般共用として研究が進められています。

●参考文献
兼松学, 飯倉寛ほか, 中性子ラジオグラフィによるコンクリートのひび割れ部における水分挙動の可視化及び定量化に関する研究, 日本コンク
リート工学年次論文集, vol.29, no.1, 2007, p.981-986.
未来を拓く原子力 ２００７53

 





（a）

（b）

10-3

図４-２７ 実験（a）及びシミュレーション（b）によって得られた過渡電流波形
酸素イオンのエネルギーが高くなるに伴い、ピーク電流値が高くなります。ドリフ
ト‐拡散モデルを用いて数値シミュレー
ションした結果、実験により得られた過渡電流波形を精度良く再現できました。

10-3
酸素イオン
6MeV
9MeV
12MeV
15MeV
100MeV

10-4

酸素イオン
6MeV
9MeV
12MeV
15MeV
100MeV

10-4

電
流
（A）
10-5

電
流
（A）
10-5

10-6
-0.1

0.0

1.0

2.0

3.0

4.0

10-6
-0.1

5.0

0.0

1.0

時間（ns）

2.0

3.0

4.0

5.0

時間（ns）
10-3

アンバイポーラ拡散＋ドリフト＋拡散
アンバイポーラ拡散
＋ドリフト

酸素イオン
0
5

10-4

深
さ 10
（μm）
15

電
流
（A）
10-5

20

0.1ns後

1ns後

5

1

酸素イオン
15MeV
100MeV
1GeV

ドリフト
ドリフト
＋拡散

5ns後

拡散

0

入射位置からの距離（μm）

5x104
電界強度（V/cm）

拡散

10-6
-1.0

0.0

1.0

2.0
3.0
時間（ns）

4.0

5.0

図４-２８ 酸素イオン（１００MeV）が半導体に入射した後の電界
強度分布
イオンがダイオードに入射してから０．
１ns後や１ns後という非常に短い時間では電界が激しく乱れます。しかし、その乱れは数nsで緩和し、５ns後には入射前とほぼ同じ状態に戻ります。

図４-２９ 酸素イオン（１５MeV，１００MeV，１GeV）により誘起される過渡電流波形のシミュレーション結果
アンバイポーラ拡散，ドリフト及び拡散の各過程が複雑に関与
して、過渡電流波形にエネルギー依存性が現れます。

人工衛星や宇宙ステーションの中枢を担う半導体は、常に宇宙放射線にさらされています。特に、銀河宇宙線に含まれる高エネルギー重イオン１個が半導体に当たることで、素子内に発生した電荷が雑音電流（過渡電流）となり、回路の溶断やデジタル情報の反転などの故障や誤動作が引き起こされます。これらはシングルイベント現象と呼ばれ、私たちはその全容を明らかにすることを目的に、微細なダイオードやトランジスタに重イオン１個を照射し、素子内に作り出される過剰な電荷を過渡電流の形で測定しています。実験では、従来のタンデム加速器に加え、宇宙環境の高エネルギー重イオンを模擬できるAVFサイクロトロンを利用して、ダイオード中に誘起される過渡電流の計測を行いました。結果の一例として、６〜１００MeVの酸素イオンが誘起する過渡電流を
図４-２７に示します。更に私たちは、その発生原因を突き止めるため、従来の円筒状ではなく、イオンと物質の相互作用を考慮した漏斗状の誘起電荷分布を、シナプシス
社製のデバイスシミュレータ（TCAD）に入力すること
で、精度の高い数値シミュレーションを実施しました。
この結果、過渡電流を時間積分して得られる電荷量は、
実験とシミュレーションで１０％以下の誤差で一致しました。

１００MeVの酸素イオンが半導体に入射することで生じる電界の変動をシミュレーションしたところ（図４-２８）、数ns（１ns＝１０億分の１秒）という非常に短時間に、電界が激しく乱れることが明らかになりました。更に、過渡電流はアンバイポーラ拡散電流，ドリフト電流，拡散電流からなり、各々の寄与は入射エネルギーに依存することを突き止めました。つまり、１
５MeVでは（１）アンバ
イポーラ拡散電流とドリフト電流の和、（２）ドリフト電流から過渡電流が構成されるのに対し、１００MeVでは（１）
アンバイポーラ拡散電流とドリフト電流と拡散電流の和、（２）ドリフト電流と拡散電流の和、（３）拡散電流から構成されるようになります（図４-２９）。同様の手法により、宇宙環境に存在するGeV級の重イオンによる過渡電流をシミュレーションしたところ、アンバイポーラ拡散
電流はもはや流れず、ドリフト電流と拡散電流のみが過渡電流に寄与すると予測できました。
このように、実環境を模擬した高エネルギーイオン照射実験とシミュレーションを精度高く行うことで、非常に短時間にダイオード中で引き起こされる複雑な電荷の動きを正確に把握できるようになり、シングルイベント
現象の全容解明に向け大きく前進しました。

●参考文献
Onoda, S. et al., Transient Currents Generated by Heavy Ions with Hundreds of MeV, IEEE Transactions on Nuclear Science, vol.53, issue 6,
2006, p.3731-3737.

54 未来を拓く原子力 ２００７



 




Ｘ線撮像素子（CCDまたはイメージングプレート）
ICCD





（a） 吸収コントラスト像

フィルター

発生させた
Ｘ線

2mm
観察する
試料

アルゴンガスジェット
電子エネルギー
分析器
レーザーパルス

図４-３０ 本レーザープラズマＸ線発生装置の模式図（b） 位相コントラスト像
104

Cu bulk
Ar gas

Ar Kα
Cu Kα

2mm

Ｘ
線
3
光 10
子
数
102
0

10

15

Ｘ線エネルギー（keV）

図４-３１ 得られたＸ線のスペクトル（赤）比較のため、これまでのレーザープラズマＸ線発生装置で得られたものを青色で示しています。

図４-３２ 本装置で得られたＸ線を用いた蜘蛛の吸収コントラスト像（a）と位相コントラスト像（b）

通常のＸ線撮像では、Ｘ線が物質によって吸収されることにより作られる濃淡（コントラスト）により画像を形成する「吸収コントラスト法」が使われてきました。しかし、Ｘ線吸収の少ない生体軟部組織や小動物などの像は濃淡がはっきりせず、微細構造を見ることが困難でした。そのため、物質による吸収ではなく、屈折による効果を用いる「位相コントラスト法」が注目されています。
これには、Ｘ線の位相がよくそろっていることが必要
で、従来は、Ｘ線管に工夫を凝らした装置や、大型の電子加速器からのシンクロトロン放射光，レーザープラズ
マＸ線源などが使われてきました。しかし、Ｘ線管やレーザープラズマX線源は小型ですが輝度が低く、一方、
シンクロトロン放射光は輝度は高いが装置が巨大と一長一短で小型で高輝度・高性能の新たなＸ線源の開発が待たれていました。
今回、私たちは、高強度レーザーを用いたレーザープ
ラズマＸ線の研究を進め、照射条件を工夫することにより、新しいＸ線発生装置を開発しました。レーザープラ
ズマＸ線源は、物質をプラズマ化し、加速された電子がイオンを励起したり、制動放射することで、Ｘ線を発生させます。従来は、不要な制動放射Ｘ線が多く、必要とする波長のＸ線は低輝度でした。私たちは、レーザーに含まれる不要なパルスを除去し、集光位置を制御することで、電子に適切なエネルギーを与え、制動放射Ｘ線を抑えて、必要なＸ線発生数を最大化することができました。図４-３０に示す装置により、ピーク出力２TW、パル
ス幅７０fsのチタンサファイアレーザー光を、アルゴンガ
ス中に集光させました。その結果、図４-３１に示すように、不要なＸ線の少ない、高コントラストのＸ線を得る
ことに成功しました。これにより、試料や生体に対して不要なＸ線照射を減らすことができ、同時に、鮮明な画像を得ることが可能になりました。更に、このＸ線の輝度は、１０２０photons/s/mm２/mrad２であり、これはシンクロ
トロン放射に匹敵する高い輝度です。また、このＸ線
は、１００fs程度のパルス幅と推定されるので、極めて高速な現象をとらえることができます。
このＸ線源を用いて、蜘蛛の吸収コントラスト像と位相コントラスト像を取得しました（図４-３２）。吸収コン
トラスト法では見えない微細な構造を、位相コントラス
ト法では明瞭に見ることができます。これにより、本装
置は位相コントラスト法に適したＸ線源であることを示しました。
本装置は、位相がそろい、出力が高く、不要なバックグラウンドの少ないＸ線を生成する、新たな小型Ｘ線発生装置と位置付けられます。特に、位相コントラスト法
によるCT（コンピュータ断層撮影）に適用すると、従来のCTよりも細かい構造が見えること、患者への不要なＸ線照射を少なくできることなどから、新たな医療診断法になると期待されます。

●参考文献
Chen, L. M., Kando, M. et al., Phase-contrast X-ray Imaging with Intense Ar Kα Radiation from Femtosecond-laser-driven Gas Target, Applied
Physics Letters, vol.90, issue 21, 2007, p.211501-1-211501-3.
未来を拓く原子力 ２００７55

 




原子力安全委員会の「原子力の重点安全研究計画」に沿って安全研究を実施
・リスク情報の規制への活用手法検討
・燃料の高燃焼度化に係る安全評価
・軽水炉の高度化に係る安全評価
・高経年化機器・材料の健全性評価
・核燃料サイクル施設の安全評価
・放射性廃棄物処分・廃止措置の安全評価

最新の科学技術的知見を
原子力安全規制に反映

図５-１

・安全性の維持・向上
・国民の信頼の醸成

安全研究の主な課題と役割

原子力施設の安全を確保するため、国は事業者による施設の安全設計及び安全管理について安全審査や検査を行っていますが、安全研究は、その判断根拠となる指針・基準類の策定に対して最新の科学技術的知見を提供するために不可欠です。
そのような原子力安全規制を支えるための安全研究について、原子力安全委員会は、今後の規制の動向を踏まえ重点的に実施すべき安全研究を定めた「原子力の重点
安全研究計画」を２００４年７月に決定しました。その中で私たちは、主に図５-１に示すような重点安全研究課題の実施が期待されています。
こうした安全研究の成果を原子力安全規制に反映させることにより、原子力施設の安全性の維持・向上に貢献するとともに、国民の原子力に対する信頼性の醸成に役立つと考えています。
私たちは「原子力の重点安全研究計画」に沿って安全研究を着実に進め、広範な分野において成果を上げています。「リスク情報の規制への活用手法検討」に関する研究では、原子力発電所のリスク評価結果を安全目標と比較するときに重要な不確実さ評価手法を整備しました（トピックス５-１）。この成果は、日本原子力学会の「原子力発電所の確率論的安全評価に関する実施基準」に反映されました。
「燃料の高燃焼度化に係る安全評価」の研究では、高燃焼度燃料の破損限界低下の原因が燃料被覆
管の水素吸収によることを明らかにしました（トピック
ス５-２）。また、非常用炉心冷却系作動時の急冷による燃料破損について、比較的低温まで徐冷された後に急冷される方が壊れやすいことを明らかにしました（トピッ
クス５-３）。
「軽水炉の高度化に係る安全評価」の研究では、放射線照射によって燃料被覆管表面の濡れ性が増加
56 未来を拓く原子力 ２００７

図５-２ BWRハフニウム板型制御棒ひび割れの原因調査への貢献
東京電力株式会社の福島第一原子力発電所６号機において発生したハフニウム板型制御棒のひび及び破損の原因調査を実施し、その成果が原子力安全・保安院の調査報告書（２００６年５月）に記載されました。

する効果により伝熱特性が向上することを材料試験炉（JMTR）を使って世界で初めて実証しました（トピックス５-４）。これらの成果により第３９回日本原子力学会賞
技術賞を受賞しました。「高経年化機器・材料の健全性評
価」の研究では、機器に加わる負荷や材料内部の欠陥の大きさのばらつきを考慮して条件付破壊確率を解析する
コードPASCALを開発しました（トピックス５-５）。この成果は、第３９回日本原子力学会賞技術賞・特賞を受賞しました。「核燃料サイクル施設の安全評価」の研究では、将来の濃縮度を高めた（５〜１０％）燃料の核燃料サイクルに備えて臨界安全評価手法の高精度化を進めています（トピックス５-６）。また、燃料加工施設の粉末調整工程
における添加剤の過剰投入による臨界事故の予測のために必要な添加剤の熱的特性データを取得しました（トピックス５-７）。「放射性廃棄物処分・廃止措置の安全評価」の研究では、カナダ原子力公社との国際協力により地下２４０mでの実験を行い、深地層の岩盤には放射性核種の移行を遅らせる働きがあることを実証しました（トピックス５-８）。また、原子炉施設の解体などで発生した廃棄物のうち放射性物質として扱う必要のない核種
濃度レベル（クリアランスレベル）を算出する評価コードを開発しました（トピックス５-９）。このコードによる算出結果は、今後の規制行政庁におけるウラン及び超ウラン核種（TRU）廃棄物に対するクリアランスレベルの策定に役立てられます。
その他、原子力安全・保安院の要請に基づき、東京電力株式会社の福島第一原子力発電所６号機において発生したハフニウム板型制御棒のひび及び破損の原因調査を
原子力基盤機構との協力により実施し、ひびの発生要因と進展機構に関する分析結果を提供しました（図５-２）。

 


ステップ１
Ｉ．不確実さ因子の抽出



ステップ４例）燃料からの放射性物質の放出、放射性物質の沈着、デブリ冷却、格納容器の耐力など

ステップ２
II．変動パラメータの選定

IV．不確実さ伝播解析の実施
パラメータセットの生成、重要度解析
例）重要な事故シナリオに対する環境へのCsIの放出割合の不確実さ幅
0

炉 10
内
内
-1
蔵 10
ステップ３
量
III．変動パラメータの確率分布の検討 解析コード に-2（THALES2） 対 10
既存のSA研究の知見（現象分析、専門家判断等）
すパラメータＣより決定
発る
生 発 パラメータＢ
比 10-3
パラメータＡ確 生
発例）放射性物質の放出速度、放射性物質の沈着速度、デブリ／水間の熱流束、格納容器の破損圧及び破損面積など

率

確
率

生
確
率

値

95％値

平均

5％値

１
２ ３ ４ ５ ６オ
オ オ オ オ オリ
リ リ リ リ リナ
ナ ナ ナ ナ ナシ
シ シ シ シ シ

図５-３ 軽水炉プラントに対するソースタームの不確実さ評価手順と評価例
ソースタームの不確実さ評価手順は、四つのステップからなります。本手順では、現象分析やプラント内における放射性物質の移行挙動の分析から、I. ソースターム評価結果に重要な影響を及ぼす可能性のある因子（不確実さ因子）を抽出し、次に II. 各因子のバラツキを表現できる代表的なパラメータ（変動パラメータ）を選定します。そして、III. 現象分析や専門家判断など既存の知見から変動
パラメータの確率分布を検討して、IV. モンテカルロ法による不確実さ伝播解析を実施することにより、パラメータの不確実さに起因するソースタームに伝播する不確実さを評価します。

近年、原子力発電所の安全規制及びリスク管理の分野
では、確率論的安全評価（PSA）によって得られるリス
ク情報の活用が急速に進みつつあり、それに伴いPSAの品質の確保が重要な課題となっています。そのため、日本原子力学会の標準委員会において実施基準の作成が進められています。原子力発電所のリスク評価の結果を達成すべきリスク抑制水準を示す安全目標と比較する場合など、評価結果の不確実さの情報は重要です。PSAの定量的結果のうち、公衆のリスクの評価に必要となるソー
スターム、すなわち、放射性物質の環境へ放出されるタイミングと環境への放出量に関する不確実さの評価は、軽水炉の熱水力的挙動及び放射性物質の移行挙動を模擬する解析コードを用いて行いますが、現象が複雑で長時間の計算が必要なため、その評価手順は確立されていませんでした。そこで、シビアアクシデント解析コード
THALES２を用いたソースタームの不確実さ評価手順を構築し、それを国内代表プラントの一つであるMark-II
格納容器型BWRプラントの評価に適用しました。
構築した手順は、図５-３に示すように「不確実さ因子の抽出」「変動パラメータの選定」「変動パラメータの確率分布の検討」「不確実さ伝播解析の実施」という四つのステップからなります。特に、「不確実さ因子の抽出」では、軽水炉発電所シビアアクシデント時の事故進展を四つの段階に分割し、系統的に重要因子の抽出を行っています。また、「変動パラメータの確率分布の検討」では、既往のシビアアクシデント研究の知見や専門家判断を調査し反映することが評価結果の信頼性を高める上で重要と考え、最新知見との整合性や対象プラントへの適用性などデータの信頼度に基づき設定する方法について検討しました。
構築した実施手順に従い、発生頻度の観点から支配的な格納容器が過圧破損に至る６個の事故シナリオを対象に、ソースタームの不確実さ伝播解析を実施し、事故シ
ナリオごとに放射性物質の環境への放出開始時刻及び環境への放出量の不確実さの幅や不確実さに寄与するパラメータなどの情報を得ました。図５-３には得られた結果の例として、主要な事故シナリオに対する環境へのヨ
ウ化セシウム（CsI）の放出量の不確実さ幅を示しています。評価結果は、サンプリング数に対応した数の結果が累積確率分布形式で得られますが、それを５％値、９５％
値、平均値で代表させたものを最終的な結果としています。放出の平均値は、初期炉内内蔵量に対し１０％程度であり、１〜２桁程度の不確実さ幅を持つことが明らかになりました。これにより、本手順の有用性が確認されました。また、本手順は、前述の日本原子力学会の標準のうちレベル２PSAに関する実施基準に反映されました。

●参考文献
石川淳ほか, 軽水炉シビアアクシデント時ソースタームの不確実さ評価, 日本原子力学会和文論文誌, vol.5, no.4, 2006, p.305-315.
未来を拓く原子力 ２００７

57



 









酸化膜
水素化物リム
水素化物リムに生じたき裂

水素化物リム（厚さ th ）き裂

破断

水素化物リムに
生じたき裂

破断
0.3mm

0.3mm
実験前

図５-４ NSRR実験で破損した高燃焼度PWR燃料被覆管
原子炉安全性研究炉（NSRR）のパルス出力運転により、軽水炉で想定されている反応度事故（出力暴走事故）を安全に模擬することができます。この実験では、軽水炉照射中の水素吸収により脆化した被覆管が、燃料ペレットの熱膨張による膨れに耐えられず破損しました。

破
損
時
燃
料
エ
ン
タ
ル
ピ
ー

500

1
∝
√th

400
300
200
100

（J/g）

0
0

水素化物リム付燃料実験
高燃焼度PWR燃料実験

50

100

破
損
時
100 燃
料
エ
ン
タ
50 ル
ピ
ー

0

実験後

図５-５ 水素化物リムを設けた未照射燃料棒の破損形態
高燃焼度燃料の被覆管を模擬するため、新品の燃料棒の被覆管
外面付近に水素化物リムを設けて実験を行いました。その結果、高燃焼度燃料の破損とよく似た破損が起こりました。

図５-６ 水素化物リム厚さと破損時燃料エンタルピーの関係
縦軸は燃料が破損に至るときのエンタルピーであり、反応度事
故における燃料の破損限界を表しています。２種類の燃料について一貫性のある結果が得られており、水素化物リムを設けたことで、高燃焼度燃料の破損限界をよく再現できていることが分かります。水素化物リムに生じたき裂の先端における応力集中が破損を引き起こすと考えられます。

（cal/g）

水素化物リムの厚さ： th（μm）

ウラン資源の有効利用及び燃料サイクルコストの低減を目指し、軽水炉燃料をより長期間使用するための努力、
いわゆる高燃焼度化が世界各国で推進されています。しかし、燃焼とともに被覆管の腐食や燃料ペレット内での核分裂生成物の蓄積が進むため、高燃焼度化に当たっては通常の運転条件に加え、事故条件での安全性についても十分に検討する必要があります。そこで原子炉安全性
研究炉（NSRR : Nuclear Safety Research Reactor）では、反応度事故（RIA）を模擬した出力急昇実験を、発電所で高い燃焼度に達した燃料を対象として実施し、燃料の挙動や破損メカニズムの解明を行っています。図５-４
はNSRR実験で破損した高燃焼度PWR燃料の被覆管断面を破断部について拡大した写真です。長期間冷却水と接触したため被覆管外面には酸化膜が形成されています。
酸化膜より内側には黒っぽい析出物が多く見られ、これは酸化に伴い生じた水素が被覆管に吸収され、固溶限界を超えたために析出したものです。この水素化物の析出が顕著な層は水素化物リムと呼ばれており、酸化膜ほど脆くはありませんが、通常の部位より延性が低下しています。

従来の研究により、被覆管の酸化膜が厚いほど破損に至る燃料エンタルピーが低い（つまり破損しやすい）という傾向が得られていました。しかし本研究では、力学的な効果は酸化膜よりもむしろ水素化物リムによると考え、被覆管に意図的に水素化物リムを設けた燃料棒で
NSRR実験を行いました。実験前後の被覆管断面を図５-５に示します。軽水炉で照射していないので酸化膜はありませんが、高燃焼度燃料とよく似た破損が生じました。
破断部以外の場所でき裂が生じている点も共通です。
図５-６に水素化物リムの厚さと破損時燃料エンタル
ピーの関係を示しますが、高燃焼度燃料実験の結果と傾向が良く一致しています。また、水素化物リム厚さの平方根に逆比例する傾向が見られますが、これは、リム厚さに等しい深さを持つき裂について先端における応力拡
大係数を考慮すると合理的に説明できます。つまり、燃料破損は、被覆管外面付近の水素化物リムに生じたき裂を起点として、き裂先端の応力集中により生じたと解釈されます。
本研究の成果により、反応度事故に対する安全評価手法が更に高度化されることが期待されます。

●参考文献
Tomiyasu, K., Sugiyama, T. et al., Influence of Cladding-peripheral Hydride on Mechanical Fuel Failure under Reactivity-initiated Accident
Conditions, Journal of Nuclear Science and Technology, vol.44, no.5, 2007, p.733-742.

58 未来を拓く原子力 ２００７ 







被覆管ミクロ組織 低い温度から急冷した試料ほど、白い塊状の領域（α相）の面積が大きくなっていることが分かります。

水蒸気
石英管
被覆管試料
冷却水
（２）水蒸気を止め徐冷（１）水蒸気中で等温保持

試
料
温
度

徐冷速度を変えて影響を調べる
２〜７K/sα相（３）冷却水を投入
急冷開始温度を変えて影響を調べる
1,073〜1,373K

時間

に壊
1.0
くれ 破
断
い
ま 0.8
で
の
変 0.6
形
量 0.4
リング圧縮試験結果
や壊（mm）
すれ
1,000 1,100 1,200 1,300 1,400
い急冷開始温度（K）

図５-７ LOCA条件を模擬した被覆管酸化・急冷試験
石英管内に水蒸気を流し、電気炉を用いて被覆管を１，
３７３Kまで加熱します。一定時間加熱した後、水蒸気を止め試料温度をゆっくりと下げる徐冷区間をとり、最後に試験燃料の下端より水を導入します。急冷前の冷却速度、急冷を始める温度を変えて多くの酸化させた試料を作成し、リング圧縮試験（被覆管を半径方向に押しつぶす試験）で被覆管の壊れにくさを調べました。

図５-８ 急冷開始温度と被覆管の壊れにくさの関係
急冷を始める温度を変えた被覆管の壊れにくさを、リング圧
縮試験により調べた結果です。急冷開始温度が下がると、被覆管は壊れやすくなることが分かります。

原子炉の安全設計に当たって想定される事故の一つに、原子炉から冷却材が流出してしまう冷却材喪失事故（LOCA）があります。LOCA時には燃料温度が上昇しま
すが、数分後には非常用炉心冷却系（ECCS）の作動に
より原子炉内の水位は回復し、高温になった燃料は冷却されます。燃料は、二酸化ウラン・ペレットとそれを密封するジルコニウム合金製の管（被覆管）から成ります。
燃料温度が非常に高くなり高温にある時間が長くなると、被覆管は著しく酸化し延性が低下して、冷却時の熱衝撃により破断する可能性があります。被覆管破断により燃料の破片が原子炉下部に多く堆積した場合、熱の除去が困難になるかもしれません。
このような状況に至るのを防ぐために、LOCA時において超えてはならない被覆管の温度と酸化される厚さの割合が、それぞれ安全基準として定められています。安
全基準は、LOCA条件を模擬した実験により、どんな条件で燃料が壊れるかを調べて決められたものです。これらの実験では、被覆管を加熱・酸化した後、まず水蒸気
中でゆっくりと冷却し（徐冷）、それから水で急激に冷却（急冷）するという手順を取っています。急冷の前に徐冷を行うのは、被覆管が徐冷される間に吸収された酸素が拡散してミクロ組織が変化し、加熱直後よりも壊れやす
い状態になると考えられてきたからです。ところが、徐冷されることで被覆管が本当に壊れやすくなるのかについてはっきりと示したデータは非常に限られており、実際にどのような条件で壊れにくさが変わるのかについては十分に調べられていませんでした。
そこで、LOCA時に予想される高温条件で被覆管を酸化した後、いろいろな徐冷速度、急冷開始温度での冷却を行い（図５-７）、冷却条件により被覆管の壊れにくさ
がどのように変わるのかを調べました。この結果、図５-８に示すように、急冷を始める温度が下がると、被覆管は壊れやすくなることが分かりました。一方、急冷開始温度が同じ場合には、徐冷速度はあまり影響しないことも分かりました。試験後の顕微鏡観察によれば（図５-８）、
壊れやすくなった被覆管の組織中では白い塊状に見える領域（α相）の面積が大きくなっています。 α相は周りの組織に比べ酸素濃度が高く、硬くて脆い性質を持っています。急冷開始温度の低い被覆管が壊れやすくなったのは、徐冷中に脆いα相領域の割合が大きくなり、き裂が進展しやすい状態になったためと考えられます。
以上の結果により、一定の徐冷区間を置いてから急冷を行ってきた従来のLOCA模擬実験は、より厳しい条件
で安全を確認した適切な手法であることが実証されました。今回の成果は、今後LOCA時の安全基準を定める際に用いられる実験手法の確立に貢献しました。

●参考文献
Udagawa, Y. et al., Effect of Cooling History on Cladding Ductility under LOCA Conditions, Journal of Nuclear Science and Technology, vol.43,
no.8, 2006, p.844-850.
未来を拓く原子力 ２００７

59



 




5
原子炉照射前
照射中
照射後24時間

4
限
界
熱
流
束

3

滴下直後

滴下後１分

未照射試料

（MW/m2）2
1
0

照射済試料
0

100 200 300 400 500 600 700
質量流束（kg/m2s）

図５-９ 照射前後での限界熱流束測定結果の比較
流動場においても、原子炉での照射によって限界熱流束が向上することが確認できました。

図５-１０ 未照射/照射済の試料を用いた液滴滴下試験
未照射試料（上）は試料を傾けても水滴が流れ出しません
が、照射済試料（下）では、滴下後１分で酸化膜全面が濡れる親水状態になっていることが分かります。

放射線誘起表面活性（RISA）とは、ある一定以上の強度を持つ放射線を酸化皮膜に照射することで表面の濡れ性が向上する現象です。RISAを生じさせるには酸化皮膜上で高い吸収線量が必要であるため工業上の応用は難しいとされてきましたが、強い放射線環境下にある原子炉内ではRISA効果によって濡れ性が改善されていることが予想されます。私たちはこの現象を燃料の除熱能力の向上に役立てることができるのではないかと考え、試験炉を用いた実験研究を行ってきました。
沸騰水型原子炉の燃料では、伝熱面の表面は常に液膜で覆われており、表面温度が過度に上昇しないように設計されています。万が一、蒸発量の増加によって液膜が乾き、伝熱面が露出（ドライアウト）すると、熱伝達が劣化して燃料温度が急激に上昇し、燃料の破損につながる恐れがあります。伝熱面上に液膜が存在できる最大の熱出力を限界出力といい、原子炉は限界出力で決まる許容値以下の熱出力で運転されることが決められています。
この限界出力（単位表面積当たりの熱出力を限界熱流束といいます）は、多くの実験結果に基づいて作成された相関式で評価されています。最近では、限界熱流束が伝熱面の表面の性状によって変化し、特に濡れ性を向上させることで改善できることが明らかになってきました。もし、RISAによる濡れ性向上によって限界出力が上昇することが判明すれば、安全余裕の実質的な増加のみ
ならず、運転出力の増加（アップレート）にもつながる
ため、大きな経済効果が期待できます。ただし、RISAは
酸化皮膜表面の電気化学反応であるため、表面に乱れが生じやすい流動場（水が流れている状態）で効果を発揮できるのかという懸念もありました。実際、水が流れていない非流動場の条件ではRISAによって限界熱流束が上昇することが確認されていますが、流動場条件での確証例は今までにありません。
RISAを発現するには強力な放射線源が必要です。今回、照射設備には、JMTRを利用しました。JMTRの照射
孔内は実際の原子炉と同程度の放射線照射環境にあります。熱源に電気ヒーターを使用した試験部を製作し、これらを組み込んだ専用の照射カプセルを炉心周辺の照射孔に挿入して、試験部伝熱面（直径２mm円管）に水が流れている状態での沸騰熱伝達実験を行いました。また、同じ試験部を用いて、同一の熱流動条件での実験を照射前と照射後にも実施しています。照射前実験は、炉外と原子炉運転前の炉内の両者で行い、データの再現性を確認しました。
図５-９は、実験で得られた限界熱流束を流量に対してプロットしたものです。照射によって限界熱流束が約１７％上昇する結果となり、照射後もその効果が持続していることが示されました。図５-１０は、照射試験終了後に伝熱面の表面を切り出して、酸化膜上に水滴を滴下した
ときの液滴の拡がりを観察した様子です。炉内と同じ条件で実施した未照射試料では、滴下後長時間放置しても液滴が流れ出さず、初期の形状を保持したままであるのに対し、照射済み試料では、滴下１分後には流路内面全体に水滴が拡がり、親水状態となっていることが確認できます。
このように低圧・小規模試験ながらRISA効果による沸騰熱伝達の改善が流動場でも確認されました。実機評価のためには、次のステップとして、圧力や流量を実機条
件により近づけた確認試験が待たれます。

●参考文献
Sibamoto, Y. et al., In-pile Experiment in JMTR on the Radiation Induced Surface Activation (RISA) Effect on Flow-boiling Heat Transfer, Journalof Nuclear Science and Technology, vol.44, no.2, 2007, p.183-193.

60 未来を拓く原子力 ２００７ 







非破壊検査なし
非破壊検査あり（通常検査）
非破壊検査あり（高精度検査）

原子炉圧力容器
容器内の温度100
10-1

緊急炉心冷却水

炉心

緊
急
炉
心
冷
却
水

き裂
容器内の応力

条
件
付
破
壊
確
率

10-2
10-3
10-4
10-5
10-6

中性子

10-7

肉盛溶接部 母材部

0

2

4

6
19

8

10

12

2

中性子照射量（×10 n/cm , E＞1MeV）

図５-１１ 加圧熱衝撃の概念図
加圧熱衝撃とは、万が一、原子炉冷却材圧力バウンダリに何らかの冷却材の喪失が起きた場合に、原子炉圧力容器内部に緊急
炉心冷却水が注入され、圧力がかかった状態のまま容器内部が冷却されることを指します。この結果、炉心付近の内表面では大きな応力が発生するので、その状態でも容器が健全であることを確かめるため、この付近にき裂が存在すると仮定した解析を行います。

図５-１２ 非破壊検査の実施条件を変えた場合の条件付破壊確率
横軸の中性子照射量は、炉心から圧力容器に照射される中性子の数のことで、運転年数とともに増加します。この中性子照射量に応じて原子炉圧力容器鋼の脆化が進行していくので、破壊に至る確率も高くなる傾向を示します。この図の場合、確率論
的破壊力学解析コードPASCALにより、非破壊検査の実施条件
が、加圧熱衝撃事象が発生するという条件で求めた破壊確率に大きな影響を及ぼすことが分かります。

我が国で初期に建設された軽水炉型原子力発電プラン
トは、既に３０年を超えて運転されています。既設プラン
トの長期運転を視野に入れたとき、高経年化プラントの構造健全性の確保は重要な課題で、合理的で信頼性の高い構造健全性の評価手法の確立が必要です。経年プラン
トの安全性を適切に評価する手法として、機器の構造健全性に関して、機器に対する負荷やばらつき、あるいは欠陥寸法分布やその存在確率等を考慮した確率論的破壊力学（PFM）解析手法が注目されています。
私たちは、軽水炉構造機器の健全性に関する研究の一環として、確率論的破壊力学解析コードPASCALの開発を行ってきました。この解析コードは、原子炉圧力容器にき裂の存在を仮定し、その状態で加圧熱衝撃等の過渡事象が発生した場合の条件付破壊確率を算出します。こ
こで、加圧熱衝撃の概念図を図５-１１に示します。以下に、PASCALの解析機能を簡単に述べます。
まず、原子炉圧力容器鋼では、炉心からの中性子を受けて脆くなる現象、すなわち中性子照射脆化が生じます。
この脆化に対しては、我が国で策定されている脆化予測式を用いてその程度を評価します。次に、原子炉圧力容器に存在すると仮定するき裂の寸法が、ある分布を有しているものとして、乱数を用いてその寸法を決定します（き裂のサンプリング）。そして、過渡事象中の各時刻におけるき裂の進展と破壊（き裂が板厚を貫通すること）
を判定します。き裂のサンプリングを繰り返し行い、破壊に至ったき裂数と、サンプリング回数の比から条件付破壊確率を算出します。なお、PASCALでは、過渡事象の種類や、中性子照射脆化の程度に影響を及ぼす鋼材中の化学成分、非破壊検査の有無などをGUI画面上で設定することで、容易に解析を実行することができます。
PASCALによる解析例として、供用期間中に実施される非破壊検査の効果を確認するため、検査の有無と検査の精度を変えた場合の条件付破壊確率を図５-１２に示します。非破壊検査を実施することにより、条件付破壊確率が減少します。また、精度の高い検査を行うことにより、条件付破壊確率が大きく低下することが分かります。
今後は、原子炉圧力容器の内表面に施された肉盛溶接による残留応力分布など、各評価項目について最新の知見を反映するとともに、現行の規格・基準やその改訂に対し、基準間の安全裕度の相違を定量的に評価するなど、さらなる活用を目指します。
本研究は、経済産業省原子力安全・保安院からの受託
研究「確率論的構造健全性評価技術調査」の成果の一部
です。

●参考文献
小坂部和也, 鬼沢邦雄ほか, 原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL ver.2の開発, 日本原子力学会和文論文誌, vol.6, no.2, 2007,
p.161-171.
未来を拓く原子力 ２００７

61



 






1.01

触針式液位計
温度計

ウラン水溶液推定臨界値

中性
子 1.00増
倍率の
計 0.99算値

0.98

推定臨界下限値
実験実施国（濃縮度）
日本（10％）
ロシア （10％，5.6％）
フランス（5％）
米国（4.9％）
0

200

400

600

800

1,000 1,200

水素とウラン235の原子個数密度比

図５-１３ 定常臨界実験装置（STACY）の炉心概念図
濃縮度１０%ウラン水溶液の臨界液位を触針式液位計（水色）を用いて０．
２mmの精度で測定しました。
そのほか、容器や溶液の組成・温度の誤差を考慮して、中性子増倍率に与える影響が０．
００１程度以下になるようにしました。

図５-１４ 最新の臨界計算手法の計算誤差評価
臨界計算プログラムMVP第２版と核データライブラリJENDL第３．
３版を用
いて濃縮度約５%から１０%の溶液系及び粉末系の臨界実験を解析した結果を記号で示しています。日本と記したのはいずれもSTACYでの実験です。
この最新の計算手法を溶液系・粉末系の濃縮度１０%のウラン燃料体系に適用したときに臨界となると推定される中性子増倍率の計算値を実線で、これ以下ならば臨界にならないと推定される中性子増倍率の計算値を破線で示しています。

発電用原子炉を含む核燃料サイクル全体からは、各種の廃棄物が発生します。原子炉の中で同じ燃料を長い間燃やすことができれば、発電量当たりの廃棄物量を減らすことができます。燃料の高燃焼度化を図るためには、
長い間燃やしても燃料が破損しないことと、燃やす前のウランの濃縮度を上げることが重要になります。前者については、本誌２００６年創刊号トピックス５-３で取り上げましたので、ここでは後者の課題への取組について説明します。
従来の核燃料サイクルではウランの濃縮度の上限を５％としてきました。濃縮度を５％以上にしようとすると、臨界量が小さくなります。例えば、円筒容器の直径を制限して溶液状のウラン燃料の臨界安全管理を行う場
合には、直径を小さくすることになります。ただし、容器の直径を単純に小さくすると処理量が減りますので、
臨界安全上問題にならないことを確認しつつ、処理量の減少をできるだけ抑えることが要求されます。そのため、直径を決める上で臨界計算手法の誤差を考慮した中性子増倍率の制限値（推定臨界下限値）をできるだけ高精度で求めることが必要になります。
私たちは、中性子増倍率の計算誤差を把握するために臨界実験を行っています。濃縮度１０％のウランの水溶液を定常臨界実験装置（STACY）の容器に入れて、臨界になる条件を高精度で測定しました（図５-１３）。
上記のSTACYでの臨界実験や国際協力を通して実験精度が確実に評価された臨界実験を解析して、計算プロ
グラムMVP第２版と核データライブラリJENDL第３．
３版を組み合わせた計算の誤差を評価しました。図５-１４に解析結果を記号で示しました。臨界実験を対象としているので、中性子増倍率は、本来は１になるべきものです。
中性子増倍率の計算値のばらつきは、計算プログラムと
核データライブラリの組合せの計算誤差に基づくものです。この計算結果から更に、臨界になると推定される中性子増倍率の計算値（推定臨界値）と、これ以下ならば臨界にならないと推定される中性子増倍率の計算値（推定臨界下限値）を、統計理論を用いて求めました（図５-１４の実線及び破線）。求めるに当っては従来とは異なり、
ウ
ラン濃縮度や、中性子の速度に大きな影響を与える水素とウラン２３５原子個数密度比の依存性も考慮することにより臨界計算誤差評価の高精度化を図っています。
ここで述べたように、私たちは臨界実験や臨界安全評
価に関する研究を行うことにより、将来の高燃焼核燃料
サイクルの臨界安全評価に備えています。

●参考文献
Okuno, H., Development of a Statistical Method for Evaluation of Estimated Criticality Lower-Limit Multiplication Factor Depending on Uranium
Enrichment and H/Uranium-235 Atomic Ratio, Journal of Nuclear Science and Technology, vol.44, no.2, 2007, p.137-146.

62 未来を拓く原子力 ２００７ 









ステアリン酸亜鉛過剰投入

2,000

2,000
MOX粉末の臨界

DSC測定結果（吸発熱ピークの測定結果）

1,000
系内の温度上昇ステアリン酸亜鉛の融解

蒸気及び熱分解
ガス発生

流動性変化

（第２ピーク）-1,000熱出
力 -2,000

ステアリン酸亜鉛の蒸発及び熱分解（自己発熱）
系内密度変化

（第３ピーク） 1,500

0圧
1,000 力（kPa）

（第１ピーク）（mW） -3,000

測圧型圧力容器測定結果（圧力変化測定結果）

500-4,000気泡形成・系外への抜け

ステアリン酸亜鉛の消費による減速効果低下
臨界終息-5,000-6,000

想定される臨界
自己シーケンス

図５-１５ 本研究で想定した臨界事象の進展
MOX粉末へのステアリン酸亜鉛の過剰投入により臨界が引き起こされると、ステアリン酸亜鉛は、臨界によって発生した熱により加熱されることで融解や熱分解等の物理的・化学的変化を受けるため、体系内の密度や流動性の変化、あるいは熱分解ガスの発生等が生じると考えられます。これらは、MOX燃料の核的な動特性に対して影響を及ぼすことが予想されます。また、ステアリン酸亜鉛の熱分解による消費は、臨界事象の停止機構の一つと考えられ
ます。

0

100

200

300
400
温度（℃）

500

600

0
700

図５-１６ ステアリン酸亜鉛の熱分解特性に係る試験結果
DSCを用いた測定では、ステアリン酸亜鉛は、80 ℃ 付近からの鋭敏な吸熱ピーク（第１ピーク）、150 ℃ 付近からの微弱な発熱ピーク（第２ピーク）、400 ℃ 付近からの大きな吸熱ピーク（第３ピーク）を示すことが分かりました。ステアリン酸亜鉛を測圧型圧力容器に入れて加熱し、容器内部の圧力変化を測定した結果でも、400 ℃ 付近から急激な圧力の上昇が観測されていることから、ステアリン酸亜鉛は、400 ℃
付近から熱分解が急速に進展するものと考えられます。

核燃料施設の安全性を確認するためには、臨界事故を仮定した場合の環境影響評価が重要であり、そのためには事故時の核分裂数や出力の時間履歴等を評価するための基礎データ及び手法の整備が必要となります。計画されているMOX燃料加工施設では、主要な工程を乾式とす
る一方で、MOX粉末調整工程において、MOX燃料の密度調整等のためにステアリン酸亜鉛（（CH（CH
３
２）
１
６COO）
２Zn）
を添加剤としてMOX粉末に加えることとしています。
これは中性子減速効果を有するため、誤って多量に添加された場合には、MOX粉末体系の核的特性に対して影響を与える可能性があります。万が一臨界に至った場合、ステアリン酸亜鉛は、加熱されて融解や熱分解等の物理的・化学的変化を受けるためMOX燃料の核的な動特性に対して影響を及ぼすことになります。また、熱分解によるステアリン酸亜鉛の消費は、臨界の停止機構の一つとなりえるものと考えられます（図５-１５）。本研究では、
示差走査熱量計（DSC）及び測圧型圧力容器を用いて、ステアリン酸亜鉛の吸発熱特性データ及び分解ガス発生
挙動データを取得するとともに、事故時のステアリン酸

亜鉛の熱分解特性評価モデルの検討を行いました。
結果の一例を図５-１６に示します。DSC測定結果から、
ステアリン酸亜鉛は大きな発熱を伴う急激な熱分解は起こさない熱的に安定な物質であることが分かります。温度の上昇とともにいくつかの吸発熱ピークを生じ、４００℃付近から大きな吸熱ピークを示すことを確認しました。
測圧型圧力容器の測定結果でも、ほぼ同じ温度からの急
激な圧力上昇が観察されていることから、この吸熱ピー
クはステアリン酸亜鉛の熱分解反応の進行に伴うものであると推測されます。DSC測定結果をもとに、ステアリ
ン酸亜鉛の各吸発熱ピークに係る吸発熱量と反応速度定数を評価し、圧力上昇挙動からステアリン酸亜鉛の熱分
解ガスの平均分子量の推定を行いました。これらを用いることで、MOX燃料の臨界に伴うステアリン酸亜鉛の物
理的・化学的状態の経時変化を矛盾なく模擬できることを示しました。今後核的な動特性解析コードの開発とリンクさせることで、体系内の流動や密度変化をも考慮し得る動特性解析手法の開発につなげていく予定です。

●参考文献
阿部仁ほか, ステアリン酸亜鉛の熱分解特性評価モデルの検討, 日本原子力学会和文論文誌, vol.6, no.1, 2007, p.10-21．
未来を拓く原子力 ２００７

63



 






1
3

H2O
Sr
237
Np
95m
Tc
85

0.1

C
C0

コロイド
0.01

0.001
100

1,000

10,0003

流出液量（cm ）
図５-１７ 地下２４０mの坑道内で切り出した、き裂を含む約１m３の花崗岩ブロック
切りくずが混入しないように、また、き裂（平均開口幅約０．
３mm）が開いてしまわないように注意しながら、ダイヤ
モンドワイヤーソーで花崗岩ブロックを切り出しました。
ブロックには放射性核種を注入したり、流出させたりするためのポートを取り付け、それ以外のブロック表面はシリコンコーティングして乾燥や酸化を防止しました。

高レベル放射性廃棄物（HLW）の地層処分は、使用済
燃料を再処理した後に残る高レベル放射性廃液をガラス固化体として安定化させ、オーバーパックという厚い鉄の容器で密封し、その周辺をベントナイトと呼ばれる緩衝材で覆い、
３００mより深い安定な岩盤中に埋設する方法です。HLWの中には、長寿命の放射性核種が含まれているので、地層処分の安全性を評価する際には、長い期間のうちにはそれらが廃棄体から溶け出し、岩盤中を移行
し、人間に被ばくを与えるかもしれないことを考慮します。そこで、処分場のまわりの岩盤内で地下水の流路になりうるき裂を通って、放射性核種がどのように移行しうるかを理解する必要があります。そのために、原子力機構とカナダ原子力公社（AECL）は５年間の協力研究
でAECLの地下実験施設の地下２４０mの試験坑道内にて、花崗岩き裂内核種移行実験を行いました。
地下水が実際に流れているき裂帯から、き裂の状態を変化させないように注意しながらき裂を含む約１m３の花崗岩ブロックを切り出しました（図５-１７）。そのき裂（コに３H，８５Sr，９５mTc，２３７Np，２３８Pu及び地下水中の微粒子
ロイド）を模擬した物質を注入した後、き裂帯から採取した地下水を流して、元素やコロイドの移行の様子を調べました。
き裂中を地下水の流れによって放射性核種が移行する

図５-１８ 花崗岩ブロックのき裂に注入した放射性核種とコロイドの流出曲線 （C０は注入液中における濃度）
３
H２Oは水自身の移行を示します。これと比較すると、元素ごとに特徴的な移行をしていることが分かります。８５Srは花崗岩内部への拡散と可逆的な収着によって移行が遅延されピークが遅れて現れます。２３８Puはき裂への注入口付近に収着されてとどまり、全く流出しませんでしたのでグラフには現れていません。流出してきたコロイドの濃度は低く、なだらかなピークを示しました。

としても、岩盤を構成する鉱物に収着されることにより、その移行が制限されることが期待されています。本実験の結果からは、元素ごとに特徴的な収着挙動が確認され
ました
（図５-１
８）
。８５Srは可逆的な比較的弱い収着、２３８Puは注入口付近にほとんどがとどまるような強い収着でした。
９５m
Tc，２３７Npは一部が非可逆的に鉱物に収着され、残りは地下水と同じ速さで流出しました。これは比較的遅い
９５m
Tcと２３７Npの還元反応に起因する現象であり、還元速度には微生物の活性も影響していることが分かりました。
特異的な挙動が予想されたコロイドは、非常に低い濃度でしか流出しませんでした。本実験におけるコロイドの移行は岩盤き裂内への沈着とき裂中に存在するよどみ
領域への拡散に支配されていたと推定されました。
このように、深地層の岩盤には放射性核種の移行を遅らせる働きがあることを実証し、その仕組みを解明しました。この働きが長期的に阻害されるようなことがない
かどうか、また、たとえあったとしても安全であるのかどうかについて信頼性のある判断をすることが今後の研究の課題です。本研究でも特異な挙動を示したコロイドについては、定量的な評価方法が確立しておらず、放射性核種と結合してその移行を促進するようなことがあるのかどうかは今後の課題の一つです。

●参考文献
Yamaguchi, T. et al., Radionuclide and Colloid Migration Experiments in Quarried Block of Granite under In-situ Conditions at a Depth of 240m,
Proceedings of 15th International Conference Nuclear Engineering (ICONE15), Nagoya, Japan, 2007, ICONE15-10374, in CD-ROM.

64 未来を拓く原子力 ２００７ 


埋設処分シナリオ
操業シナリオ

輸送・埋立作業（外部・吸入被ばく）

跡地利用シナリオ
処分場跡地の利用

地下水移行シナリオ

産業廃棄物として処分 放射性核種の地下
水への流出

クリアランス

再利用シナリオリサイ
クル

原子力関連施設の運転・解体時の廃棄物
放射性廃棄物としての処分へ・外部・吸入
居住及び建設／農 ・皮膚付着
耕／牧畜 ・農畜水産物の摂取
作業・飲料水の摂取地下水、・ラドンガス吸入
・
・
河川水
・
・
の利用
による被ばく

再生利用シナリオ

金属・コンクリート再処理

日常生活品，建材の利用

再使用シナリオ・各作業時の外部・吸入，直接摂取，皮膚被ばく
再使用品（ポンプなど） ・利用者の外部・経口摂取被ばく など



1.0
最積み下ろし作業者
大234の吸入被ばく
U
被
飲料水摂取
ば
被ばく
く
線
量 0.5
1Bq/gの234Uに対する最を大被ばく線量が、目安
越居住時の外部
線量10μSv/yを超えるえ
被ばく（子供）確率は0.025程度
る
確
0.025
率
0.0
1E-3
1E-2
1E-1
1E+0
1E+1
1E+2
1E+3
1Bq/gあたりの最大被ばく線量（μSv/y）

利用時の外部・吸入，皮膚被ばく

図５-１９ クリアランスレベル算出のための評価シナリオと被ば
く経路
PASCLR第２版では、ウラン・TRU廃棄物を対象にクリアラン
スされた後の用途や行き先を限定しない無条件クリアランスの評価に対応させるため、クリアランス後に産業廃棄物として埋設処分するシナリオとリサイクル資源として再利用するシナリ
オの両方について、我が国で想定される被ばく経路を網羅した
被ばく線量評価を可能としています。

原子炉施設の解体などに伴って発生する廃棄物の中には放射能レベルが極めて低いものが含まれます。それら
を「放射性物質として扱う必要のない物」として放射性廃棄物と区分することをクリアランスといい、基準となる核種濃度レベルをクリアランスレベルと呼びます。我が国では、既に原子炉施設（軽水炉やガス炉等）に対し、半減期の短い放射性核種を対象としたクリアランスレベ
ルが法制化されました。今後、ウラン廃棄物やTRU廃棄物と呼ばれる廃棄物に対するクリアランスレベル導出のための評価手法を整備する必要があります。これらの廃棄物は、半減期が極めて長く、崩壊連鎖を伴う放射性核種を有意に含むことが特徴です。
私たちは、原子炉施設を対象としたクリアランスレベ
ル評価コード（PASCLR）をベースに、ウラン・TRU廃棄物の特徴を考慮したコードへの拡張を進めてきました。PASCLR第２版は、クリアランス後に産業廃棄物として地中に処分する場合（埋設処分シナリオ）と資源としてリサイクルする場合（再利用シナリオ）の両方について、被ばく経路をもれなく想定し被ばく線量評価を可能としました（図５-１９）。また、時間が経過するとともに廃棄物に含まれる親核種から子孫核種が生成及び累積（ビルドアップ）することで、放射線の影響が長期にわたる可能性があることを考え、図５-１９に示したすべての

図５-２０ 評価パラメータのばらつきが最大線量に与える影響を把握するための解析結果例（２３４U）
ある一つの代表的な評価パラメータの値を基に決定論的解析により算出したクリアランスレベルに対し、評価パラメータのばらつきの影響を調べるため、モンテカルロ法による確率論的解析をPASCLR第２版では可能としました。この図は、想定されるウラン廃棄物量に対し、決定論的解析から算出された２３４Uのクリアランスレベル１Bq/gに対するパラメータのばらつきの影響解析の結果であり、評価パラメータのばらつきの影響を見込んだとしても、最大被ばく線量がクリアランスレベルの目
安線量１０μSv/yを越える確率は０．
０２５程度と低いことが分かります。

評価経路に対し、崩壊連鎖に伴う減衰／生成の現象をモデル化しました。特に、ウラン廃棄物では気体状の子孫核種であるラドンが含まれることが特徴であり、処分に伴う、屋外及び居住空間におけるラドンガスの吸入被ば
くの評価体系を構築しました。
クリアランスレベル算出に使用する地下水流速などの評価パラメータの値は、測定データの誤差や処分の環境
条件のばらつき等に応じてある分布を持ちます。ある一つの代表的な評価パラメータの組合せを考え決定論的解
析により算出したクリアランスレベルに対し、評価パラ
メータのばらつきがクリアランスレベルに与える影響
を、モンテカルロ法により評価することを可能としました（図５-２０）。
現在、国際原子力機関（IAEA）等の国際的なクリアラ
ンスレベルとの整合性を図りつつ、本コードによるウラン・TRU廃棄物に対するクリアランスレベルの検討を進めており、本検討結果は今後の規制行政庁におけるウラン・TRU廃棄物に対するクリアランスレベル策定の際に役立てられます。
なお、本研究は、経済産業省原子力安全・保安院からの受託研究「放射性廃棄物処分の長期的評価手法の調査」の成果の一部です。

●参考文献
武田聖司ほか, ウラン及びTRU核種を含む放射性廃棄物に対するクリアランスレベル評価コードシステムPASCLR第２版の開発, JAEAData/Code 2006-003, 2006, 137p.
未来を拓く原子力 ２００７65 


先端基礎研究センターでは、将来の原子力科学の萌芽となる未踏の研究分野を開拓し、新原理・新現象の発見
や新物質の創製、更には新技術の創出を目指しています。そのために、私たちが持つ高度な人的・物的資源を有効に活用し、他の研究機関では実施の困難な原子力に関する研究を進めること、国際レベルの創造性あふれる研究であること、萌芽的段階の研究を一人歩きできるまで育てること、更に、新しい科学技術基本計画に照らし、基礎研究の重視と応用・社会との接点に向けて独自の視点を持ち人材育成に留意することの４点を基本的な研究方針としています。
具体的には、加速器などの重イオンビームを利用し、超重元素の原子核などの構造や崩壊の研究、新元素や新核種の合成法及び超重元素の化学的性質の研究を行う超重元素核科学、ウラン・超ウラン化合物の高純度単結晶の育成と電子状態の研究及び中性子散乱，NMR，μSR
による超伝導物質などの磁気構造の解明を行うアクチノ
イド物質科学、超重力やナノ粒子ビーム非平衡場を用いた新物質の探索と高輝度陽電子ビームによる最表面物性研究を行う極限物質制御科学、生体モデルとしての超分子系の分子間相関を中性子超小角散乱や放射光X線により解明する研究及びウラン化合物または放射線と細胞、生体分子との相互作用の解明や放射線の物理化学生物作用における基礎過程を解明する物質生命科学を実施しています（図６-１）。
これらの先端的な研究を推進していくために、原子力機構内の他部門との連携や国際的な研究協力を実施しています。また、黎明研究を実施して、原子力機構外から研究のアイデアを募り、先端研究に活用しています。

極限物質制御科学

超重元素核科学80

原子力機構タンデ
ム加速器を用いて合成した超重元素の水溶液中でのク
ロマトグラフ挙動を調べます。

温度 4.2K
電圧 20V

絶縁層 − C60 − Co化合物

電 60
気
抵
抗
の 40
変
化
率
（％）20

電極（−）
電子

電極（＋）

トンネル効果 - 電気伝導

（ナノグラニュラー薄膜）
0

0

10

30
40
20
磁場（kOe）

50（磁場により電気抵抗が変化）

アクチノイド物質科学

物質生命科学Puln3(a) band-27 electron

Puln3

検出器

Γ

検出器
中性子小角散乱装置に
高角度検出器とスピン
アナライザーを組み合
わせ、中性子偏極解析を可能にしました。

αγ

試料
プルトニウム化合物（PuIn3）の純良単結晶の合成とその結晶のフェルミ面を決定。

原子力機構内外との協力

先端基礎研究で実施する４つの研究分野

66 未来を拓く原子力 ２００７

中性子

先端基礎研究大学等との連携・協力，
黎明研究

図６-１

C 60-Co化合物薄膜の作製と巨大磁気抵抗効果の発見。

各研究部門との連携

国際協力 








NpFeGa（3d 6）
5（1/2 1/2 0）C
Np

NpNiGa（3d 8）5キャント磁性
強磁性

Np

Np

Np

Fe

Ni

Ni

Ga
Fe

T < T ※<T N

T ※< T < T N

NpRhGa（4d）
5（0 0 1/2）

Np

T < T N <T C

T N < T <T C

NpCoGa（3d 7）
5NpPtGa（5d）
5（0 0 1/2）（0 0 1/2）

Np

Np

Rh

Co

Np

Ga
Rh

T < T N2 < T N1

図６-２

JRR-３に設置された三軸分光器LTAS

図６-３

アクチノイド化合物には、奇妙な性質を示すものが多数存在します。それは、アクチノイド元素が５f 電子を持つからです。f 電子は原子核のまわりに留まりやすいため、互いに近くにいる多数の４f 電子が協力して、希土類磁石の強力な磁力が生じます。ところがウラン，ネ
プツニウム，プルトニウムなどの５f 電子は、原子核から離れて動き回る特徴があります。遠くで飛び回っているf 電子は互いに協力できないため、磁石の性質が失われていきます。
私たちは最近、ネプツニウム化合物の中性子散乱実験
を、JRR-３に設置された中性子散乱実験装置LTAS（図６-２）
において実施しました。超ウラン元素の中性子散乱実験
は海外でも極めて例が少なく、国内では今回の実験が初めてです。中性子はそれ自身が小さな磁石であるため、物質に照射して散乱された中性子の強度を測定することによって、物質の中の磁性を担う磁性元素の磁石が、どのように配列しているかを調べることができます。そして原子磁石の向きや大きさは、それを担っている電子の状態や性質を示しています。
実験の結果、図６-３に示したように、同じ結晶構造を
Co, Ni, Rh, Pt）と呼ばれる一連の化
持つNpTGa（T＝Fe,
５
合物は、バラエティーに富んだ磁気構造を持つことが明らかになりました。更に奇妙なことに、いくつかの化合

Pt

T N2 < T < T N1

NpTGa５で実現する多彩な磁気構造物では、温度や磁場によって異なる磁気構造が安定化します。例えば、NpFeGa５は、高温ではNpとFeの磁気モーメントはｃ軸に垂直ですが、低温ではすべての結晶軸や結晶面と無関係な方向を向くことが実験的に明らかになりました。NpNiGa５では高温でNpの磁気モーメントがｃ軸に平行にそろって単純な強磁性を示しますが、最低温度では互いに平行でなくなってしまいます（キャント磁性と呼ばれます）。ところが、磁場をかけるとまたｃ軸に平行な構造に戻ります。このような変化は、Np
元素の磁気モーメントを担っている５f 電子の電子状態
そのものが、磁場や温度によって変わったことを示しています。
理論的な研究の結果、これらの化合物の５f 電子は動き回った状態（遍歴的と呼びます）ではあるが、完全にバラバラではなくて、互いにある程度の協力関係（多体効果）を保っていることが分かりました。そのため、温度を変えたり、磁場をかけることで、５f 電子軌道の様々な配列を伴う軌道秩序が生じ、磁気構造の変化が説明できることが示されました。今回の研究は遍歴的な５f 電子系における軌道秩序を示唆する初めての実験結果として大変注目されており、今後、更に詳細な研究によって軌道のタイプなどを実験的に明らかにしていきた
いと考えています。

●参考文献
Metoki, N., Neutron Scattering Study on UTGa5 and NpTGa5, Journal of the Physical Society of Japan, vol.75, supplement, 2006, p.24-29.
未来を拓く原子力 ２００７67 





100

磁場：5T

フ
ー
リ
エ
積
分
強
度
（a.u.）
0

2K

50

0.1

0.2
0.3
0.4
原子間距離（nm）

0.5

0.6

図６-４（上） コバルト- Ｋ吸収端のＸ線吸収微細構造を解析して得られたフラーレン-コバルト化合物のコバルト原子周りの動径構造関数と原子構造モデル
原子間距離は位相シフト分だけ実際の距離と異なります。同関数からコ
バルト原子
（赤）
がフラーレン分子（青）間に結合した構造が示されました。
図６-５（右） ５Ｔの磁場による電気抵抗減少率の電圧依存性（温度：２２０K）及び温度が４．
２Kでの抵抗減少率の磁場依存性（挿入図）
ここでの抵抗減少率を磁気抵抗率と呼びます。磁気抵抗率は電圧により変化して最大で８０％以上に達しました。

現在まで、コンピュータなどの電子機器は、記憶素子
やトランジスタなどの素子を微細化・高集積化する加工技術の発達とともに急速な発展を遂げてきました。しかし、微細化技術による機能の向上は、近い将来、限界に至るといわれています。その限界を超える新しい技術としてスピントロニクスが注目されています。従来の電子デバイスは、電子の持つ電荷によって情報の処理や記録を行っていましたが、スピントロニクスでは、電荷に加えて電子の別の性質であるスピンを利用することでデバイスの機能を飛躍的に高めることができます。スピント
ロニクスの実現には、電子のスピンの状態（上向き／下向きスピン）を磁場によって操作する磁気抵抗材料の開発が必要であり、磁場による電気抵抗の変化の割合（磁気抵抗率と呼びます）の大きい物質・材料を探索することが世界中で行われています。これまで、同分野の研究
は無機材料について行われてきましたが、代表的な材料
として、酸化物などの絶縁体中に磁性金属のナノ粒子が分散した構造の薄膜（グラニュラー薄膜）で電子のトンネル効果によって生じる磁気抵抗率の大きさは３０％以下でした。
私たちは、このようなトンネル磁気抵抗材料に有機分子「フラーレン」を用いることで、スピンを操作するための磁気抵抗効果を従来材料の数倍以上に大きくできる
ことを初めて明らかにしました。フラーレンとは、６０個の炭素原子がサッカーボールの形に結合した有機分子です。私たちは、これまでに、フラーレン分子とコバルト原子を真空中で混ぜ合わせるとコバルト原子がフラーレ

2.5K

電
気
抵
抗
の
減 20
少
率
（％）
10

4.2K
10K

0

4.2K
11V

20
15K

40
60

20K

5
0

5

-4 -2 0 2 4
磁場（T）

10
電圧（V）

15

ン分子間に結合した化合物が生成することを発見しました（図６-４）。更に、混合する組成によっては、フラー
レン-コバルト化合物中に直径が数nm以下のコバルトナ
ノ粒子が分散したグラニュラー薄膜が得られることを見いだしました。このようなフラーレン-コバルト化合物を含む薄膜の磁気抵抗効果を調べたところ、温度が約１０K以下の低温で８０％を超えるトンネル磁気抵抗効果を示すことを発見しました（図６-５）。観測された磁気抵
抗率の大きさは、トンネル電子のスピンの向きが完全に一方にそろった極限的な条件で生じ得る磁気抵抗率の理論上の上限（５０％）を大きく超えており、グラニュラー
薄膜として世界最高の値です。現在、同抵抗効果のメカ
ニズムについて研究を進めていますが、フラーレン分子がコバルト原子と結合した状態がスピンの向きをそろえる働きをすることなど、フラーレンが巨大磁気抵抗効果の発現に重要な役割を果たしていることが明らかになりつつあります。また、磁気抵抗率が試料に加える電圧により数倍の範囲で増減することなど、これまでの無機材料とは異なる振る舞いも見いだされています。
私たちの研究で、フラーレンなど有機分子から成る材
料がスピントロニクスに有用であることが初めて明らかになりました。今後の研究でこの特異な磁気抵抗効果のメカニズムが明らかになり、有機分子によるスピントロ
ニクス材料のデザインが可能になれば、有機分子の他の重要な性質である光や電界に関する機能性との複合化など、無機材料とは一線を画する「分子スピントロニクス」への発展が期待できます。

●参考文献
Sakai, S. et al., Tunnel Magnetoresistance in Co Nanoparticle/Co-C60 Compound Hybrid System, Applied Physics Letters, vol.89, 2006, p.113118-1113118-3.

68 未来を拓く原子力 ２００７

 





（a） 重力方向



（b）
100

Se

80

Te

60
組
成
（wt%） 40
20
0

（c）

574.0

55.6
55.4
結
合 55.2エネ 55.0ル
ギー 54.8
（eV）
54.6

1mm
図６-６ 大容量型高温超重力場発生装置
雑誌Newton ２００４年１１月号にて紹介されました。

54.4

Te

Se

1000
0
試料右端からの距離（μm）

573.8
573.6 結合エ573.4 ネル
ギ
573.2 ー
（eV）
573.0
572.8

図６- ７
（a）超重力場処理にて原子スケールで組成が傾斜したSe-Te半導体試料断面写真（b）電子プローブＸ線マイクロアナリシス（EPMA）による組成分析結果（c）Ｘ線光電子分光法（XPS）によるSe及びTe原子の３ｄ電子の結合エネルギーの場所依存性（バンドギャップ値の連続的な変化）

スペースシャトルなどを利用した微小重力場環境ではマクロ粒子を均一に混ぜることができるため、均質な材料を実現する手段としての利用が考えられています。一方、１００万Gレベルの極めて強い重力場下ではわずかな原子質量の違いが原子の配列や原子の拡散に大きな影響を及ぼします。私たちは、このような極限環境である超重力場を物質創成の場として利用できる可能性を模索する
研究（メガグラビトロニクス研究）及び超重力場下における原子の高速沈降拡散のメカニズムの解明を目指した研究を進めています。
研究には熊本大学との共同研究にて開発した大容量型
高温超重力場発生装置（図６-６）を用いています。
図６-７はSe-Te半導体に関する新奇物質の創成の例です。セレン−テルル（Se-Te）半導体は全濃度範囲で両構成元
素がよく混ざり合う全率固溶体です。Se：Te＝７０：３０at％で均質な試料を出発試料として試料温度２６０℃，最大重力場１０２万Gにて１００時間の超重力場処理を施したところ、配向性のある結晶成長を伴った傾斜構造が得られました。得られた傾斜構造は、格子定数が組成に伴って連続的に変化しており、原子スケールの傾斜構造であることが分かりました。また、図６-７（c）に示すとおり、Se及
びTe原子の３d電子（５/２）の結合エネルギーが組成に応じて連続的に変化しており、バンドギャップ値が場所によって連続的に異なることが分かりました（熊本大学との共同研究）。例えば、同一光源から白色光を出せる半導体などに利用できるのではないかと考えています。
様々な傾斜材料創成法が報告されていますが、数１０％
オーダーの組成傾斜を持ちかつ原子レベルで連続的な傾斜構造を形成する方法は今のところ他に報告がありません。現在、このような原子スケールの傾斜材料における超伝導特性についても研究を進めています。その他、物
質創成や物性発現以外の観点で、原子の沈降をダイレクトに利用した凝縮状態での同位体遠心分離についても予備的な研究を進めており、将来的には新しい技術として確立したいと考えています。

●参考文献
Huang, X., Okayasu, S. et. al., Formation of Atomic-scale Graded Structure in Se-Te Semiconductor under Strong Gravitational Field, Journal ofApplied Physics, vol.101, 2007, p.113502-1-113502-5.
未来を拓く原子力 ２００７69 






ドナー部位
活性中心
アクセプター部位（Donor site） （Active center）（Acceptor site）



図６-８ 酵素分子内の活性部位（クレフト）の模式図
ドナー部位でのモノマーの分子認識、活性中心でのモノ
マーのポリマーへの重合反応、アクセプター部位でのポ
リマーの認識が重要です。

活性部位（Cleft）
0.55nm
〜1nm
-2

-1

活性中心
+1
（Subsite）（a）+2

φp = 0（c）
合成高分子（As-synthesizedcellulose molecules）
活性部位（cleft）

Large φp活性酵素（Active enzyme）

（b）

100nm

図６-９ 酵素重合により生成したポリマーの自己組織化構造の走査電子顕微鏡像（a）と火口からの火山灰の噴煙構造（b）との比較、（c）は（b）の拡大像

天然高分子の一つであるセルロースは、植物又はバクテリアの「特異な重合場」の中で生合成され、合成された高分子は その場 でセルロース繊維へと自己組織化されます。この特異な重合場とは、植物，バクテリアが内蔵する酵素分子の活性部位（クレフト，cleft）であり、nmスケールの空間的に極めて「狭い反応場」であります（図６-８）。他方、有機合成化学法に基づいたセルロースの人工合成は１９４１年以来数多く試みられましたが、いずれも成功には至りませんでした。小林らは１９９１年、自ら合成した特殊なモノマー（図６-８左側中央）とセルラーゼという酵素分子を触媒として用いることによりセル
ロースの人工合成に初めて成功しました（J. Am. Chem.
Soc., vol.１１３, １９９１, p.３０７９３- ０８４）。
私たちは、天然セルロースの生合成と自己組織化ついての生体の営みの謎に迫るために、より単純な小林らの人工合成系とJRR-３の中性子超小角散乱装置及び小角散乱装置を用い、合成過程・自己組織化過程のその場観察に世界で初めて挑戦しました。その結果、（１）酵素分子
は反応溶液中で２００nm以上の大きさの会合体を形成する
こと、（２）会合体の活性部位は、活性酵素（active enzyme）
１g当り約１４kg、１個当り毎秒約５個のセルロース分子を生み出すこと、（３）セルロース分子は酵素会合体の周りに会合し、３０nmから３０μmの空間スケールにわたる表面フラクタル構造を形成することを明らかにできました

図６-１０ 酵素会合体の一部（緑色斜線）と反応溶液との界面
会合体の表面に存在するクレフト（活性部位）と呼ばれる 特 異 場（
「火 口」）は 無 数 の 高 分 子（as-synthesizedcellulose molecules，「噴煙」）を合成し（「噴出し」）反応溶
液中に樹枝状の高分子会合体（図中の青色構造体）を形成、それらが積層してつくる構造体の表面構造は、火山の噴煙のそれと酷似しています。

（図６-９（a））。３桁にわたる自己相似パターンの実証
は、フラクタル幾何学の分野で極めてまれで貴重です。
この造形の謎について以下の解釈を提案しました。ク
レフトの中でポリマーが重合成長すると、その周辺のポ
リマーの局所濃度φpは極めて高くなります。一方、反応溶液のポリマーの溶解度は極めて小さいので、溶液中でポリマーは、すぐに会合し結晶化します。そのため溶液とクレフト周辺のφpの差が極めて大きくなります（図６-１０）。その結果合成されたポリマーはクレフト内から反応溶液中へと噴出し（図６-１０）、ポリマー（図６-８
右側中央）の成長末端はクレフト内の活性中心から引離されることになります。引離されたポリマーは重合停止
し、活性部位は新たな重合反応を繰り返します。重合を停止したポリマーは反応溶液中で会合し、樹枝状多結晶体へと自己組織化します（図６-１０）。このように、
重合，拡散，重合停止，自己組織化という一連の過程を経て、図６-９（a）に象徴されるフラクタル構造が造形され る わ け で す。こ の 自 己 組 織 化 パ タ ー ン は、空 間 ス
ケールの１億倍の相違を除けば、火口からの噴煙の構造（図６-９（b），（c））と酷似しています。図６-９の二つの構造の類似性は酵素反応が秘める巨大な化学反応エネ
ルギーを直感させてくれます。この成果は、生体系の造形の謎解きに関して、中性子ビーム利用研究が未来を拓く力を持つことを強く示唆するものです。

●参考文献
Hashimoto, T. et al., Chemical Reaction at Specific Sites and Reaction-induced Self-assembly as Observed by in Situ and Real Time SANS:
Enzymatic Polymerization to Synthetic Cellulose, Biomacromolecules, vol.7, no.9, 2006, p.2479-2482.
Tanaka, H., Hashimoto, T. et al., Self-assembly of Synthetic Cellulose during in-vitro Enzymatic Polymerization Process as Studied by a
Combined Small-angle Scattering Method, Macromolecules, vol.40, no.17, 2007, p.6304-6315.

70 未来を拓く原子力 ２００７

  

 （a）
イオン化・励起密度の高い放射線

（b）
イオン化・励起密度の
低い放射線
放射線

クラスターDNA損傷

励起

孤立して
生じた損傷

〜数nm
放射線

イオン化

DNA分子

DNA分子

どちらの場合もイオン化・励起の数８個当たりDNA損傷２個

単
位
線
量 25
（Gy）
及
び
分 20
子
量
当
た
り 15
に
生
じ
る
Ｄ 10
Ｎ
Ａ
１
本
鎖
5
切
断
頻
度

×
10-11

修

復

酵

素
で
認

識・
除

塩
基
損
傷
の
数

去さ
れる
損

傷
が
激

減

DNA１本鎖切断頻度は変化が少ない

0
0

50

100

150

イオン化・励起密度（LET（keV/μm））

図６-１１ 放射線によるDNA損傷の生成
イオン化・励起密度（LET）の高い放射線が照射された場合には、数nm程度の領域に複数の損傷が同時に生成するクラス
ター DNA損傷が生じ（a）、一方、LETが低い場合には、ランダムに孤立した状態（b）で損傷が生じると考えられます。見かけ上の損傷収量は、どちらも変わりません。

図６-１
２ DNA損傷頻度の放射線のイオン化・励起密度への依存性
グリコシラーゼの一種であるNthタンパク質によって生じた１本鎖切断頻度は、イオン化・励起密度（LET）が高くなるにつれて大きく減少し、酵素の働きが阻害されて行くことが分かりました（■）。一方、放射線で直接生じる１本鎖切断頻度（●）は、LETの変化に対してそれほど大きな依存性を示していません。

生体は土壌や宇宙など環境からの放射線に絶えずさらされ、その結果ゲノム（DNA）に化学的な構造変化（損傷）が高い頻度で生じていることが知られています。生命は進化の過程で、これらのDNA損傷を効率良く除去し元に戻す仕組み（修復機構）を備えてきました。しかし、まれに修復がうまく働かない場合には、突然変異など重大な影響が現れます。私たちは、この原因となる難修復性のDNA損傷の実体解明を目指しています。
最近、nm程度の狭い領域に複数の損傷が同時に生じる、クラスター DNA損傷（図６-１１（a））が提案されています。こ の よ う な局所的に生じた複数の化学変化はDNAの立体構造を歪めてしまうため、修復酵素が損傷部位に結合できないと推測されます。しかし、これまでの分析化学的な方法で得られる損傷収率（線量当たりの損傷量）からは、実際に損傷がクラスター化しているかど
うかについて知ることができません（図６-１１）。
私たちはDNA損傷の「難修復特性」を明らかにするために、放射線照射したDNAに実際に修復酵素を作用させ、修復度合いを観測しました。損傷を局所的に高頻度で誘発するとされるHeイオンビームをDNAに照射し、グリコシラーゼと呼ばれる損傷塩基除去修復を行う酵素を加え３７℃で３０分間保持しました。この酵素は塩基損傷部位を認識するとこれをDNAから除去するため、結果としてDNAの片方の鎖の切断が生じます（１本鎖切断）。
この性質を利用し、酵素反応により生じた１本鎖切断頻度をゲル電気泳動法で調べました。DNA損傷の密集状
態は、Heイオンが試料中を進む軌跡上のイオン化や励起密度（線エネルギー付与，LET）に大きく依存します。
そこでHeイオンビームのLETを系統的に変えた時に、酵素で除去されうる損傷の生成頻度がどのように変わるかを調べました。
図６-１
２は、放射線により直接生じたDNAの１本鎖切断頻度に加え、酵素反応により新たに生じた１本鎖切断の頻度を測定した結果を示しています。LETの増加とともに酵素の働きで生じる１本鎖切断頻度が、極端に減少していくことが明らかになりました。これは、LETが高くなるにつれて難修復性のDNA損傷が高頻度で誘発されるため、酵素の働きが阻害されていることを示唆しています。一方、従来DNA損傷の指標の一つとされてきた放射線で直接生じる１本鎖切断型損傷の頻度は、LETにそれほど大きく依存しません（図６-１２）。更に、光子やイオンなど放射線の線質の違いにより難修復性のDNA損
傷が誘発される頻度が大きく変わることが、修復酵素という生物学的な「目」を通して観察することで初めて明らかになりつつあります（Yokoya, A., Invited Talk at the
IXth International Workshop on Radiation Damage toDNA, ２００６）。これらの知見は、放射線リスク評価やがんの放射線治療など様々な放射線応用分野において、非常に重要な基礎データとなります。

●参考文献
Urushibara, A., Yokoya, A. et al., DNA Damage Induced by the Direct Effect of He Ion Particles, Radiation Protection Dosimetry, vol.122,
nos.1-4, 2006, p.163-165.
未来を拓く原子力 ２００７71 




原子力機構の原子力基礎工学研究部門では、我が国の原子力研究開発の基盤を形成し、新たな原子力利用技術を創出することを目指しています。原子力基礎工学に関する研究分野は多岐にわたり、その研究開発活動は図７-１のように四つの役割があります。これらの役割を果たす
ため、核工学・炉工学研究，燃料・材料工学研究，環境・放射線工学研究，核熱応用工学研究を進めています。
（１）革新的原子力技術の基盤構築（２）原子力機構内外の研究開発や国の施策への協力（高温ガス炉／水素製造，
分離変換技術等） （保障措置環境試料分析，
材料高経年化研究等）

核融合炉

軽水炉
革新炉

原子力技術の革新と持続的発展

量子ビーム技術

核燃料サイクル技術

高速増殖炉

産官学との連携（３）基盤技術開発プラットホームの産官学への提供（原子力エネルギー基盤連携センター等）

図７-１（４）データベース・解析コード等の技術体系の整備と提供（核データ，
核・熱設計コード，
環境科学研究，
燃材・料研究等）

原子力基礎工学の四つの役割

核工学・炉工学研究では、革新的原子力システムの創
出とそれを導く最先端核物理・炉設計技術の開発を進めています。２００６年度には、軽水炉と高速炉に共通して適用できる拡張性に優れた核熱結合燃焼コードや中性子核
反応断面積を高精度かつ効率的に評価できる核データ評
価コードを完成しました。また、超臨界圧水冷却炉，高速炉用蒸気発生器などの次世代原子力システムのための
熱設計手法・熱データベースの整備を進め、トピックス
７-１のように、核燃料の有効利用を目指した革新的水冷
却炉の稠密格子炉心が十分冷却されることを確認しました。あわせて、放射性廃棄物処分に係る負担軽減を目的として、長期間にわたって放射線を発し続ける長寿命核
種を短寿命化する「核変換技術」の基礎研究とともにその有効性評価研究（トピックス７-２）も行っています。
燃料・材料工学研究では、革新的核燃料サイクル技術の基盤形成と原子力プラントの健全性・信頼性確保のための研究開発を進めています。将来の核燃料サイクルで

粒界割れ
100μm

Mo
Si

粒界

2nm
2nm

図７-２ 軽水炉の炉内構造物の応力腐食割れ（上）及び三次元
アトムプローブにより明らかにされた割れ近傍の結晶粒界におけるMo，Si原子の偏析（下）72 未来を拓く原子力 ２００７は、廃棄物処分の負担軽減を目指し、現在は高レベル廃棄物に区分されているマイナーアクチニドをリサイクル（分離変換）する技術が期待されています。
トピックス７-３
及びトピックス７-４は、マイナーアクチニドの湿式分離
及び乾式分離に係る基盤技術を進展させる研究成果です。また、原子炉材料の応力腐食割れ（図７-２），照射損
傷，腐食損傷の機構解明などで成果を挙げています。
環境・放射線工学研究では、放射性物質の環境動態と放射線防護に関する研究（トピックス７-５），放射性廃棄物の資源化及び国際的核不拡散政策を支える微量分析技
術開発を進めています。２００６年度は、宇宙線の大気中での輸送と核反応現象を、世界で初めて高精度シミュレー
ションにより再現し、その結果の解析により簡便な宇宙線被ばく線量計算式を導き出しました（図７-３）。この成果は、独立行政法人放射線医学総合研究所の航路線量計算システム（JISCARD）に導入され、航空機乗務員の宇宙線被ばく管理に役立てられます。
100
中
性
子
フ 10-2ラックス（cm-2s-1-4lethargy-1）10
10-8

図７-３

高度＝11.28km
太陽活動極小期測定値（Nakamura et al.）
詳細シミュレーション
計算式
高度＝70m太陽活動極大期
10-4
100
中性子エネルギー（MeV）

104

任意地点の宇宙線スペクトルの迅速評価結果

核熱応用工学研究では、原子力エネルギー利用の多様化を図るため、高温ガス炉とこれを用いた水素製造に関する研究開発を進めています。高温ガス炉技術基盤の確立を目指し、トピックス７-７のように、高温工学試験研
究炉（HTTR）を用いて異常事象（冷却材流量の低下，制御棒の異常な引き抜き）を模擬した試験を行い、原子炉が緩やかに安定な状態に落ち着くという高温ガス炉の優れた安全性を実証しました。また、燃焼度を大幅に向上させる燃料や炉内構造物を長寿命化する研究開発も進めています。これらの研究成果に基づき、トピックス７-８のように発電用高温ガス炉設計研究を行い、優れた経済性を示しました。核熱による水素製造の技術開発では、
熱化学法ISプロセスの高効率化に不可欠なヨウ化水素の高濃度化を、ブンゼン反応を高圧化することにより達成できることを示しました。
産学官の連携を重視し、原子力機構の保有する広範な研究資源を有効活用するために設立した「原子力エネル
ギー基盤連携センター」では、次世代再処理材料，軽水
炉熱流動，廃棄物中のUやPuの非破壊検出，高温ガス炉用黒鉛・炭素材料などの分野で、産業界との共同研究グループが本格的な活動を開始しています。

 



：ウォーターロッド

：燃料棒

約3mm

約1mm

11mm





13.7mm加
熱 1.3m
部

130mm

237mm

現行軽水炉（BWR）

水冷却増殖炉図７-４ 燃料集合体断面形状の比較
水冷却増殖炉では中性子の減速を抑えるため、燃料棒の間隔を狭くしています。燃料集合体を流れる水の量が少ないため、燃料棒を冷やすことができるかどうかが炉心成立性の上で重要な設計課題になっています。

図７-５ 大型熱特性試験部
水冷却増殖炉を模擬した稠密３７本バンドル試験体を用いて、原子炉と同じ高温高圧条件での炉心冷却性能を調べました。

2,000

圧力：7.2MPa
水温：283℃
1,500

限
界
出
力 1,000

燃料棒間隔：1.3mm
試験結果

熱余裕

図７-６ 定格運転時の熱的限界に対する試験結果
水冷却増殖炉の設計出力に対して、３０％以上の熱余裕があることを実証しました。

30％
30％

Qcr
（kW） 500

設計出力
範囲
設計流量
範囲

0

200

400

600

800

1,000

1,200

流量, G（kg/（m2s））

水冷却増殖炉は、現行軽水炉をベースに、炉心部分に混合酸化物（MOX）を燃料とした高速炉心を導入して２３８U
から２３９Puへの転換を促進し、増殖性を得ようとするものです。この際、水は中性子を減速・吸収する効果が大きい
ため、炉心における水の存在割合をできる限り少なくする必要があります。水冷却増殖炉では、燃料棒を三角格子状に配置し、燃料棒間隔を極端に狭くして稠密度の高い
燃料集合体にすることにより、中性子の減速を抑えています（図７-４）。一方、水は冷却材としての役割も有しているため、少ない水でどこまで燃料棒を冷やすことができるかが、炉心設計における重要な課題となっています。
そこで私たちは、水冷却増殖炉の燃料集合体を模擬した稠密３７本バンドル試験体を用いて、設計炉心と同じ高温高圧条件において、伝熱的・流動的限界を調べる試験を行いました（図７-５）。このような試験を行うには、大規模な水循環ループや大容量の電源設備（３MW級）が必要であり、これまでは燃料棒本数の少ない小規模な試
験や低圧条件での試験しか行われていませんでしたが、「大型再冠水実験棟」の試験装置を利用することで大規模熱特性試験を実現しました。試験では、定格運転時の熱的限界を調べる試験、異常事象（流量低下・出力上昇）
時の燃料棒の熱的安全性を確認する試験、炉心での流動抵抗や水の割合を測定する試験などを行いました。
図７-６は、設計炉心と同じ高温高圧条件（水温２
８３℃，
圧力７．
２MPa）において熱的限界を調べた結果です。こ
こで、縦軸は燃料集合体を安定に冷却できる限界を示してします。一連の試験の結果、水冷却増殖炉の設計出力に対して３０％以上の熱余裕があり、熱的な成立性に問題のないことを明らかにしました。このような試験を、圧力・温度・流量などをパラメータとして多数実施し、稠
密度の高い燃料集合体における実験データベースを蓄積するとともに、熱的限界や流動抵抗を高精度で予測できる相関式を開発しました。これらの成果は、炉心設計に用いられている熱流動解析コードに反映され、水冷却増
殖炉の熱的安全性評価に役立てられています。
本研究は、文部科学省からの受託研究「超高燃焼水冷
却増殖炉用燃料集合体に関する技術開発」による成果の
一部です。

●参考文献
Tamai, H. et al., Pressure Drop Experiments using Tight-lattice 37-rod Bundles, Journal of Nuclear Science and Technology, vol.43, no.6, 2006,
p.699-706.
未来を拓く原子力 ２００７73  



地層処分

高レベル廃液従来技術

従来の地層処分

分離変換技術群分離

マイナーアクチニド

核変換

白金族（PGM）

利用

発熱性元素（Sr-Cs）

地層処分その他の元素地層処分

TRU廃棄物（0.13km2）

HLWガラス
固化体（1.8km2）

分離変換導入図７-７ 分離変換技術の概要
従来技術では一括して地層処分されていた高レベル廃液を、分離後、それぞれの特性に合わせて処理・処分する技術です。

UO2, CT=5y①従来型再処理

UO2, CT=10y②MAリサイクル③MAとFPの分離変換

UO2, CT=20y

Sr-Cs焼成体（0.23km2）

高含有ガラス
固化体（0.18km2）

更に長期貯蔵
Sr-Cs焼成体（0.005km2）

UO2, CT=50y
MOX, CT=5y※赤字で示した面
積は、主要坑道などを除く処分坑道の占める面積高含有ガラス
固化体（0.01km2）

MOX, CT=10y
MOX, CT=20y
MOX, CT=50y

図７-９ 様々な軽水炉使用済燃料に対する処分場での定置面積
UO2はウラン燃料、MOXはプルサーマル燃料、CTは取り出し後再処理までの冷却期間を意味します。プルサーマル燃料では分離変換技術の効果が顕著に現れていることが分かります。

図７-８ 分離変換技術による高レベル廃棄物（HLW）処分場の縮小
ガラス固化体４万本を処分する地層処分場にTRU廃棄物処分場が併設されると仮定します。分離変換技術の導入によってHLW処分場の規模は1/4になります。更に、発熱性のSr-Cs焼成
体を長期貯蔵することで、すべてのHLWをTRU廃棄物（地層処分）と同様に処分できる可能性があります。

現在、再処理工場で発生する高レベル廃液は一括してガラス固化処理され、地層処分される方針です。分離変換技術とは、図７-７に示ように、将来の再処理工場で、高レベル廃液からマイナーアクチニド（MA），白金族元素（PGM）及び発熱性元素（ストロンチウム−セシウ
ム，Sr-Cs）を取り除き、MAは核変換、白金族元素は再利用する技術です。核変換技術とは、加速器駆動システ
ムや高速炉の中性子により対象核種を安定あるいは短寿
命核種に変換する技術です。Sr-Csと残ったその他の元
素は廃棄物となります。私たちの研究では、この廃棄物をそれぞれの特性に合わせて処理・貯蔵し、合理的に処分できる、全く新しい廃棄物管理を提案しています。
発熱性のSr-Csは頑強なSr-Cs焼成体、その他の元素は高含有ガラス固化体として処理されます。それぞれ、従来のガラス固化体に比べて極めて発熱が高い廃棄体と、発熱が大きく低減された廃棄体となります。
これらの廃棄体を従来と同様の地層処分概念で処分した場合、図７-８に示すように、処分場の面積は１/４程

度にまで減少します。これは、発熱性元素を頑強な
Sr-Cs焼成体に集中し、貯蔵を容易にして１３０年間貯蔵した効果と、非発熱性元素を集中し、ガラス固化体の本数を４万本から８千本程度に低減した効果です。また、
Sr-Cs焼成体を３２０年、高含有ガラス固化体を４５年間貯蔵することで、長半減期低発熱放射性廃棄物（いわゆるTRU廃棄物）相当の廃棄体とできる可能性が示されています。
様々な使用済燃料からの高レベル廃棄物に対する効果も研究されています（図７-９）。特にプルトニウムを用いた使用済燃料では、再処理までの冷却期間が長引くと発熱性核種である２４１Amの蓄積が進み、処分に非常に広い面積を必要とするため注意を要します。この場合でも、MAを核変換することでコンパクトな処分場の実現が可能となります。分離変換技術の導入によって処分場の規模が小さくできることは、言い換えれば、同じ規模の処
分場を、長い期間にわたって有効に利用できることを意味しています。

0

50

100

150

200

250

300

廃棄体定置面積（m2/HMt）●参考文献
Oigawa, H., Nishihara, K. et al., Parametric Survey for Benefit of Partitioning and Transmutation Technology in Terms of High-level Radioactive
Waste Disposal, Journal of Nuclear Science and Technology, vol.44, no.3, 2007, p.398-404.

74 未来を拓く原子力 ２００７

 




RH：ドデカン（n -C12H26）

OO
C8H17（a） （b）O（c）
C8H17
N
N
C8H17



RH＋・

RH

C8H17

RH＋・

, ,
N, N, N , N −テトラオクチルジグリコールアミド

TODGA

e−

O

C8H17
NH
C8H17
ジオクチルアミン

イオン化

RH＊

再結合

e−

イオン化

RH

S＋・ 電荷移動

S：TODGA

S＋・

S
（a）

e−

HO

O
O

C8H17
N

RH＋・ S

C8H17
N, N −ジオクチル
ジグリコールアミド酸

イオン化ポテンシャル：RH＞S

図７-１０ TODGAの主な放射線分解反応
TODGA又はそのドデカン溶液にγ線を照射すると、主に三つの結合（（a）（b）, （c）, ）が切れやすく、特に実プロセスに近い硝酸が共存する系では、アミド結合（a）の開裂が優先して起こります。

図７-１１ ドデカン中TODGAの放射線分解メカニズム
ドデカン中TODGAの放射線分解は、直接イオン化するだけでなく溶媒−溶質間の電荷移動反応によっても引き起こされることが、パルスラジオリシス実験で観測されました。

核燃料物質の有効利用及び放射性廃棄物処分における負担の軽減化を目的として、使用済核燃料から長寿命のアクチノイドを選択的に分離回収する技術の開発が進められています。私たちはこれまでに、アクチノイドと強力に錯形成する抽出剤として、N,N,N',N' - テトラオクチ
ルジグリコールアミド（TODGA）を開発してきました。
TODGAは３座配位型のジアミド化合物で、そのドデカン溶液を用いると高濃度の硝酸水溶液から３価，４価のアクチノイドイオンを高収率で選択的に抽出できるといった特徴があります。
アクチノイド分離用抽出剤を実プロセスへ適用するためには、強い放射線場における抽出剤の安定性と抽出性能の保持が求められます。そこで私たちは新抽出剤開発の一環として、TODGAを始めとする抽出剤の放射線分解に関する研究を行ってきました。
図７-１０に、γ線照射によるTODGAの主な分解反応を示します。TODGAは放射線に対してアミド結合とエー
テル酸素近傍の結合が比較的弱く、特に硝酸が共存する系ではアミド結合の開裂（a）が優先し、ジオクチルアミ
ンとN,N - ジオクチルジグリコールアミド酸が主に生成することが分かりました。照射により劣化した抽出剤を用いてアクチノイドの抽出を試みたところ、実プロセス
で少なくとも数十サイクルに相当する大線量の放射線を吸収しても、抽出性能の著しい低下は認められませんでした。このことから、これら分解生成物もアクチノイドの抽出に寄与しているものと考えられます。
次に、溶液の組成をいろいろと変えてTODGAの放射線分解における希釈剤の効果を調べたところ、ドデカンにはTODGAの放射線分解を促進させる作用があるとの興味深い結果を得ました。そこで、溶液中のドデカン分率を低下させるねらいから、放射線化学的に安定なベン
ゼンやモノアミドを添加剤として加えるとTODGAの分解を抑えることができました。
電子線パルスラジオリシス法により放射線分解初期過程を観測した結果、図７-１１に示すようにドデカンのイオン化により生じたラジカルカチオン（RH＋・）から、よりイオン化ポテンシャルの低いTODGA分子（S）へと電荷が移動することにより、TODGAの分解が進むことが分かりました。そこで、TODGAよりもイオン化ポテ
ンシャルの低い溶媒を希釈剤に用いると、予想どおり
TODGAの分解が抑えられる結果となりました。
更に、分子内に放射線化学的に安定な芳香環を導入することによっても、抽出剤の耐放射線性向上が認められました。今後新抽出剤を開発するにあたり、抽出性能を向上させるだけでなく、本研究で得られた知見を基に、放射線化学的視点からも抽出剤の改良を行っていきます。

●参考文献
Sugo, Y. et al., Influence of Diluent on Radiolysis of Amides in Organic Solution, Radiation Physics and Chemistry, vol.76, issue 5, 2007, p.794-800.
未来を拓く原子力 ２００７75 

 





酸化物（MO2）
炭素熱還元

MO2＋2C＋1/2 N2＝MN＋2CO

窒化物（MN）
CdCl2との固相反応

MN＋3/2CdCl2＝MCl3＋3/2Cd＋1/2N2

測定結果

Ｘ
線
強
度
（a.u.）

文献データ

塩化物（MCl3）
図７-１２ MA塩化物合成方法の概略
塩素ガスなどの腐食性ガスを使用せずにMA酸化物からMA塩化物を合成します。ここでMはAmなどのMA金属元素を示します。

図７-１３ 合成したAm塩化物（AmCl３）の外観
炭素熱還元法で合成したAmNとCdCl２の混合物の成型体を６
００〜７２３Kで真空加熱することによって、微粉末状の試料が得られました。

将来の核燃料サイクルでは、廃棄物処分の負担軽減を目指し、現在は高レベル廃棄物に区分されているマイナーアクチニド（MA：ネプツニウム（Np），アメリシウム（Am），キュリウム（Cm））をリサイクルする技術が必要とされています。私たちはMAを含有する燃料の再処理法として、溶融塩を溶媒として用いる乾式再処理技術の研究開発を行っています。乾式再処理は、高放射能・高発熱性の使用済燃料処理に適し、湿式再処理に比べて核拡散抵抗性に優れ、またコンパクトなプロセスで経済性が高い再処理法として期待されています。乾式再処理法プロセスの開発のためには、溶融塩中でのMAの挙動を理解し制御する必要がありますが、MA挙動に関する基礎データは非常に少ないのが現状です。そこで、溶融塩中でのMA挙動を精度良く測定するために、空気中の水分や酸素と反応しやすいMA塩化物を取り扱うための不活性ガス雰囲気のホットセルやグローブボックスなどを整備し、実験に欠かせないグラムスケールのMA
塩化物試料を合成することとしました。ここで、塩化物を合成する際に一般的に使用される塩素ガスや塩化水素
ガスは設備を腐食するおそれがあるため、これらの腐食性ガスを使用しない新たなMA塩化物の合成方法の開発が必要となりました。
そこで、私たちは入手が比較的容易なMA酸化物を原

5

10

15

20

25

30

回折角（2θ）
図７-１４ 合成したAm塩化物（AmCl３）のＸ線回折パターン
これまでに報告されている他の合成法で得られたAmCl３のＸ線回折パターンと良く一致し、不純物の混入は認められませんでした。なお、×印で示したピークは白金製試料ホルダーに由来するものです。

料として用い、腐食性ガスを使用せずにMA塩化物を合成する方法を開発しました。この方法では、まず既に確立されている炭素熱還元法によって酸化物から窒化物を合成し、更に窒化物と塩化カドミウム（CdCl２）の固相反応によって塩化物を合成します（図７-１２）。これまでに、
アルゴンガス雰囲気中でMAを使用した実験ができる｢TRU高温化学モジュール｣において、不純物の少ない高純度のAm塩化物（AmCl３）などのMA塩化物を高い収率で合成することに成功しました（図７-１３，図７-１４）。窒化物とCdCl２の固相反応による塩化物合成は、使用する試薬に酸素を含まないため、酸化物等の副生成物が生じにくいという利点もあり、MA塩化物以外にも高純度の塩化物を合成するのに適した方法です。
これまでに、合成したMA塩化物を用いた実験によって、MA塩化物を含んだ溶融塩中のMA挙動、窒化アメリ
シウムの溶融塩電解時の挙動などを明らかにしました。
今後、MA塩化物の基礎物性測定や、塩化物を原料とした金属や他の化合物の合成及びこれらの物質の基礎物性測定など、乾式再処理におけるMA挙動を解明するための基礎研究を進める予定です。
本研究内容は、東北電力株式会社，東京電力株式会社
及び日本原子力発電株式会社との共同研究「乾式再処理における超ウラン元素の挙動研究」の成果の一部です。

●参考文献
Hayashi, H. et al., Synthesis of Americium Trichloride by the Reaction of Americium Nitride with Cadmium Chloride, Journal of Alloys
and Compounds, vol.456, issues 1-2, 2008, p.243-246.

76 未来を拓く原子力 ２００７

 






γ線

中性子

23

核燃料

Na（n,γ）24Na

図７-１５ 臨界事故での中性子被ばくに伴う２４Naの生成
中性子による被ばくで体内の安定ナトリウムが放射性核種の２４Naになります。生成した２４Naの放射能は、放射線測定器により定量できます。

遮へい体

事故現場及び被ばく者の情報（図７-１５参照）
核燃料，遮へい

RADAPASによる線量評価

線量換算係数のデータベース（約50種類の条件で解析）

事故時の条件に基づき設定入力に基づき自動的に選択医療機関

体内の生成24Na量

比放射能値を入力（Bq/23Na-g）
線量計算△Bq/23Na-g
⇒○Gy

数表作成

情報を提供

線量値（Gy）を表示（中性子，γ線）

図７-１６ RADAPASによる線量評価のフローチャート（核燃料及び遮へい体の情報に基づく線量評価）
RADAPASでは放射線特性に影響を与える事故現場の核燃料や遮へい体の条件（図７-１５）を設定します。データベースには、約５０種
類の線源条件について計算で解析された換算係数があります。入力条件に基づき換算係数が自動的に選択され、被ばく者の体内に生成した２４Na量から被ばく線量を算出します。被ばく線量は条件を入力した直後に表示され、医療機関へ必要な情報が迅速に提供できます。

万が一にも臨界事故が発生した場合、迅速に被ばく線量を評価し、線量レベルに応じた医療措置を遂行することが重要です。しかし、過去の事故では、線量計を携行しないで、重度の被ばくを受けた例がありました。このような場合、図７-１５のように中性子被ばくで体内に生成された放射性核種２４Naの量に基づき、線量を評価することができます。しかし、２４Naの生成量から線量への換算
は事故現場の放射線の種類やエネルギー分布（放射線特性）により大きく変化し、容易ではありません。そのため、この方法は事故直後の評価で重要とされる迅速さと正確さの両面で課題がありました。
そこで、体内の生成２４Na量から線量を迅速に評価するプログラム「臨界事故時における体内元素放射化ナトリ
ウ ム 量 に 基 づ く 迅 速 線 量 評 価 プ ロ グ ラ ム RADAPAS（RApid Dose Assessment Program from ActivatedSodium in human body in criticality accidents）を開発しました。RADAPASは、換算係数などを含むデータベー
ス部及び線量計算の実行部で構成されます。図７-１６にRADAPASによる線量評価のフローチャートを示します。核燃料を含む線源の条件は、事故現場の放射線特性に大きな影響を与えます。RADAPASでは、パソコンに表示される画面（グラフィカル・ユーザー・インターフェ
イス，GUI）に従い、ユーザーが事故現場の情報に基づ
き、核燃料及び遮へい体を組み合わせて線源条件を対話形式で設定できます。この設定条件に対応する線量換算
係数が、データベースから自動的に選択されます。その後、体内に生成された２４Na量を入力し、中性子及びγ線による被ばく線量が計算されます。データベースには、
核燃料及び周囲の遮へい体の異なる約５０条件を想定し、放射線輸送計算で解析された線量換算係数が含まれています。そのため、体内の生成２４Na量に基づき、従来よりも正確な線量計算が可能となりました。算出された線量は、必要な条件が設定された直後に数表として示されます。また、RADAPASでは、現場の詳細な放射線特性を解析できた場合、これらの情報を利用して、より正確に線量を計算することもできます。
RADAPASに よ る 線 量 評 価 は、過 渡 臨 界 実 験 装 置（TRACY）における実験で検証し、十分に事故の発生直後に適用可能であることを検証しました。このように、線量計による測定値がないという最悪の事態でも、医療機関が必要とする線量情報を迅速かつ正確に提供することが可能となりました。

●参考文献
Takahashi, F. et al., Development of Rapid Dose Assessment Program from Activated Sodium in Human Body for Criticality Accident, 保健物理,
vol.41, no.3, 2006, p.180-187.
未来を拓く原子力 ２００７77 





,：2 デオキシヌクレオシド

DNA

P ：リン酸
電離放射線

P

P

P

P

P

P

P

P

リン酸のない末端

P

P

P

P



P

P

P

P

CIAP
前処理
あり

リン酸のある末端

P

P

P

P

SVPD

CIAP

（蛇毒ホスホジエステラーゼ）（脱リン酸酵素）

P

P

P

P

CIAP
前処理
なし

SVPDが
認識できない

P

P

P

P

P

P

P

P

P

P

P

2
3
4
5
：DNA構成単位の生成量（μM）

図７-１８ SVPDによるDNA切断末端からのDNA構成単位の切出し量
表７-１

図７-１７ 蛇毒ホスホジエステラーゼ（SVPD）を用いたDNA切断末端分析の手順
２ デオキシヌクレオシドは２ デオキシリボースと核酸塩基の二種類の物質単位から構成されています。放射線はDNAの鎖を切断するだけでなく核酸塩基も損傷しますが、その損傷の多くは化学薬剤ピペリジンで除去することが可能です。ピペリ
ジン処理後、その部分で鎖が切断され、図右側のようなリン酸のある末端が残ります。そこでピペリジン処理によるリン酸のある末端の増加量を調べれば核酸塩基損
傷の量を見積もることが可能です。

放射線を始め環境中には様々な生体刺激因子が存在し、それらの一部は遺伝を司る重要な物質であるDNAを傷つけます。化学物質によって生じるDNA損傷はそのパターンがある程度決まっていますが、放射線の場合は損傷の種類が非常に多いのが特徴です。また放射線といってもγ線，Ｘ線，中性子線，荷電粒子線など様々な種類（線質）があります。したがってDNA損傷の特徴（種類と量）という観点から考えると、線源によってその特徴が違う可能性があります。更に、荷電粒子等の粒子線の場合にはDNAに作用する際の運動エネルギーの違いによっても損傷の仕方が変わるかもしれません。そこでDNA損傷の種類と量を総合的に見積もることができる、新発想の分析法を開発しました。
DNA損傷に関する情報を得る必要性から、これまでに様々な損傷検出方法が開発されてきました。検出技術で分類すると、特定の損傷を認識する抗体を用いる方法，
特定の損傷に化学的に結合する化学薬品を用いる方法，
プラスミドDNAの三次元構造変化からDNAの鎖の切断数を得る方法の３種類あります。いずれも高感度であり既知の損傷を検出する上では有用ですが、放射線によって生じるDNA損傷のように化学構造が不明なものが少な
からず存在する場合、現状では損傷の種類すべてに対応できません。それどころか、市販の試薬を用いてできる検出法に限れば、３〜４種類程度の損傷しか定量できま

1
P

P

,
2 デオキシヌクレオシド-5-リン酸（pdN）

P

P

P

P

P

P

P

P

DNA構成
単位に分解

P

0
P

６０

Coγ線によるDNA損傷

損傷の種類

収量
（μmol/J, x 10-9Gy-1Da-1）

全切断末端

0.102

リン酸のない末端

0.024

リン酸のある末端0.078

核酸塩基損傷0.084

せん。そこで力を発揮するのが以下に紹介する方法です。
DNA損傷は、DNAの鎖の部分が切れる鎖切断と遺伝情報を持つ核酸塩基の部分が壊れる核酸塩基損傷に大別されます。鎖切断は更に、切断した部分（末端）にリン酸があるものとないものがあります（図７-１７）。この方法ではDNA損傷を、（１）末端にリン酸がない鎖切断，（２）リン酸がある鎖切断，（３）核酸塩基損傷に大別し、各々の損傷を定量する方法を考えました。蛇毒ホスホジエステ
ラーゼ（SVPD）という酵素は、リン酸のない末端に作用してDNAを細かく切っていきます。これにより一定時間に切り出されるDNA構成単位の量は損傷（１）の量に比例するので、DNA構成単位の量を測定することでその定量が可能です。また脱リン酸酵素CIAPで試料の前処理を行うと、損傷（２）のリン酸が除去されて損傷（１）に換わるため、SVPDを用いた定量が可能となります（図７-１８）。
一方、試料をあらかじめ化学薬剤ピペリジンで処理すると、損傷（３）がSVPDで定量できる形に変化します（図７-１７）。
最終的に得られた損傷の種類と各々の収量を表７-１に例示しました。これらの数値は既述のような従来法では得られません。このDNA損傷分析方法は考え方それ自体が斬新であり、SVPDに限らず他の様々なDNA分解酵
素や化学的処理を効果的に組み合わせることで、DNAに生じた損傷を特徴づけることが可能なのです。本研究はその中核となる成果といえます。

●参考文献
Akamatsu, K., A Novel Methodology for Characterizing Strand-break Termini and Damaged Bases in Plasmid DNA Exposed to Ionizing
Radiation, Analytical Biochemistry, vol.362, issue 2, 2007, p.229-235.

78 未来を拓く原子力 ２００７

 




高温ガス炉の構造
優れた安全性
燃料
セラミック・炭素の４重被覆・燃料
耐久温度が高い
核分裂生成物の閉じ込め能力大

炉内構造物

・炉心
耐久温度が高い
熱容量が大きく温度変化が緩やか

黒鉛
冷却材

・ヘリウムガス
相変化，化学反応，放射化がない

ヘリウムガス（950℃）
燃料の大規模破損や炉心溶融に至る事故が起こらない

図７-１９ 高温ガス炉の優れた安全性
高温ガス炉はセラミックと炭素で４重に被覆した燃料を用い、冷却材には高温においても化学変化がないヘリウムガスを採用し、熱容量の大きい黒鉛で炉心を構成することから、燃料の破損や炉心溶融に至る事故が起きる可能性は極めて低い原子炉ですが、冷却材流量が低下した場合の安全性の実証が残された課題の一つです。

将来のエネルギー源の多様化とエネルギー安定供給、更には地球環境保全の観点から、高温の熱を発電のみならず水素製造，海水淡水化など様々な用途に利用する高温ガス炉技術の開発を、世界のトップランナーとして進めています。高温ガス炉は、セラミックと炭素で４重に被覆した耐久温度の極めて高い燃料を用いるため、核分裂生成物を高温まで有効に閉じ込めることができ、また、炉心を構成する構造物を黒鉛で製作することから、熱容量が大きく、急激な炉心の温度上昇が起こらず、更に、冷却材に用いるヘリウムガスは、温度が上昇しても相変化がなく、構造材と反応して腐食させたりしません。このため、高温ガス炉は、設計用基準地震動を上回る地震に対しても、燃料の大規模破損や炉心溶融に至る事故の起きる可能性が極めて低いという優れた安全性を持っています（図７-１９）。９５０℃ 以上の高温の熱を発生させる次世代の原子炉システムの一つである高温ガス炉システムの開発では、この優れた安全性を実際の原子炉で実証することが世界的な課題でした。
世界で唯一９５０℃までの高温の熱を取り出せるHTTR
は、次世代高温ガス炉に最も近い原子炉であり、世界の注目を集めながら安全性を実証する試験を行ってきました。安全性の実証の中でも冷却材の流量が低下する事象
は、燃料や炉心の健全性維持に対して特に厳しい事象であるため、その試験成果が注目されていました。試験では、熱出力を３０％（９MW）から段階的に上昇させながら冷却材流量が低下した場合の原子炉挙動を把握してき



150
流
量 100
（％）
50

冷却材流量を定格値の１/３まで低下

0
120
出
力
（％）

80

原子炉出力

40

0
1,600
1,200
温
度 800
（℃）
400
0
-60 0

実測値
解析値

燃料最高温度原子炉出口温度原子炉入口温度
循環機停止開始

解析値
実測値
実測値
解析値

60 120 180 240 300 360 420 480 540 600
時間（ｓ）

０％（３０MW）での試験結果
図７-２０ 原子炉出力１０
この試験により、冷却材流量が１/３まで低下するような事象が生じても、原子炉は穏やかに安定な状態に落ち着くという優れた安全性が実証されました。

ましたが、このたび１００％の全出力（３０MW）において冷却材流量を低下させる試験に世界で初めて成功しました。
試験では、３台のヘリウムガス循環機のうち、２台までを停止させて、冷却材流量を定格値の１/３まで低下させました。冷却材流量の低下により、炉心を冷却する
能力が劣化するため、燃料及び黒鉛の温度が上昇します。このとき、原子炉が持つ固有の自己制御性により、核分裂反応が減少して原子炉出力は自然に低下して安定な状態に落ち着きます。これに伴い、原子炉の入口・出口の冷却材温度もわずかに変化しますが、ほぼ一定温度を維持しています。一方、安全解析用コードの改良も進めており、これまでのところ高温ガス炉の炉出力を８％以内という高い精度で予測できることを確認しました。
この安全解析用コードによる燃料最高温度の評価では、
冷却材流量の低下に伴って温度が急激に上昇することはなく、温度がわずかに上昇した後、流量低下前の温度に戻っています（図７-２０）。このように、冷却材流量が低下
しても原子炉は穏やかに安定な状態に落ち着くという、
高温ガス炉の優れた安全性をHTTR を用いて実証しました。HTTR による試験結果から、高温ガス炉では、冷却材流量が低下しても原子炉を自動的に緊急停止させる必要はないと考えています。今後、HTTRを用いて、更に厳しい事象である冷却材流量を完全に喪失させる試験を計画しています。本研究は、文部科学省からの受託研究「高温ガス炉固有の安全性の定量的実証」の成果です。

●参考文献
Takamatsu, K., Nakagawa, S. et al., Core Dynamics Analysis for Reactivity Insertion and Loss of Coolant Flow Tests Using the HTTR,
Proceedings of the 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE15), Nagoya, Japan, 2007, ICONE15-10158, in CD-ROM.
未来を拓く原子力 ２００７79 



 

（ａ） 30
原子炉設備
25

安全設備の簡素化
・簡素な格納施設
・受動的間接炉心冷却設備

高性能な原子炉・原子炉出口温度850℃
・燃焼度120GWd/ton
・連続運転期間約２年

原子炉

熱交換器

建
設
コ
ス
ト
（万円／kWe）

補助設備

15

電気・計測制御設備
建屋・構築物1050

炉心
再生熱交換器

動力変換設備20

軽水炉（PWR）

GTHTR300

動力変換機

（ｂ） 6
タービン

高発電効率

46％

資本費

5

前置冷却器
圧縮機 発電機簡素な発電設備
・一次系にガスタービン
・蒸気系不要，二次系不要

発
電
コ
ス
ト
（円／kWh）

運転維持費

4

燃料費

3
2
1

図７-２１ 高温ガス炉ガスタービン発電システムの経済性向上の要因
高温ガス炉ガスタービン発電システムは、原子炉，ガスタービン
及び発電機を収めた動力変換機，熱交換容器等から構成され、大変簡素なシステムです。

私たちは、温室効果ガス排出削減に貢献するため、先進的発電システム技術の開発を実施しています。高温ガ
ス炉ガスタービン発電システム（GTHTR３００）は、高温ガス炉から取り出した８５０℃の高温ヘリウムガスを直接利用してガスタービンを駆動し、発電を行います（図７-２１）。
その発電効率は、約３００℃の蒸気を熱源とする軽水炉より、１０％以上も向上し、約４６％になります。また、炉心を冷却する一次冷却材ヘリウムをガスタービンに導くため、二次系が不要となる上に、軽水炉のような蒸気系発
電設備，水系の補助設備が大幅に簡素化できます。加えて、高温ガス炉の優れた安全性を活かして、事故時の炉心冷却設備等を大幅に簡素化できます。
ただし、
高温ガス
炉の炉心の出力密度は、軽水炉の約１/１０の６MW/m３に過ぎず、炉心が大きくなってしまう問題点もあります。
セラミック製の被覆燃料粒子から成る燃料について
は、燃焼度を既存の軽水炉の３倍程度の１２０GWd/tまで向上させても、照射健全性を十分に確保できます。これは、１ｔのウラン燃料から既存の原子力発電所約１基分相当する１GWのエネルギーを１
２０日分も取り出せることを示しています。その一方で、被覆燃料粒子の製造工

0
軽水炉
（80％

GTHTR300 GTHTR300
80％90％
設備利用率）

図７-２２ 建設コストの比較（ａ），発電コストの比較（ｂ）
建設コストについては、高温ガス炉では炉心が大きくなるた
め、炉心を含む原子炉設備の割合が大きくなるものの、動力変換設備や補助設備の割合が減少します。このため、効率を考慮すると、高温ガス炉の建設コストは２０万円/kWeとなり、資本費（建設コスト），運転維持費，燃料費の合計で示される発電コストは約４円/kWhとなります。

程が多少増える問題もあります。
このようなGTHTR３００の経済性を既存の軽水炉と定量的に比較評価しました。まず、建設コストについては、機器重量に基づく材料費を計算し、更に設計費，製作費を評価しました。この結果、単位発電量当たりの建設コ
ストは、軽水炉の約７５％と評価されました（図７-２２（ａ））
。
また、燃料費は、製造費が高くなる反面、使用済燃料量
が軽水炉の約１/３となるため再処理費が減り、軽水炉の燃料費とほぼ等価になりました。運転維持費について
は、不活性なヘリウムガスを冷却材に用いるため、メンテナンスが容易となることなどから、軽水炉の約６５％になりました。総合すると、GTHTR３００の発電コストは設
備利用率が８０％の場合、約４．
２円/kWhであり、既存の軽水炉の電力費の５．
３円/kWhの約８０％であることが示されました（図７-２２（ｂ））。更に、将来的に法令が改訂され、２年間の連続運転が許可されれば、設備利用率９０％以上の達成は容易であり、その場合の電力コストは、
３．
８円/kWh以下となります。
本研究内容は、文部科学省からの受託研究「核熱利用システムの技術開発」の成果の一部です。

●参考文献
武井正信，國富一彦ほか，高温ガス炉ガスタービン発電システム（GTHTR300）の経済性評価，日本原子力学会和文論文誌，vol.5, no.2, 2006,
p.109-117.

80 未来を拓く原子力 ２００７ 




私たちは、我が国の核燃料サイクルに関する技術開発を推進することを目的に、使用済燃料再処理，MOX燃料加工等の各種研究開発（共同研究を含む）を実施しています。
また、民間事業者による原子燃料サイクル事業として
日本原燃株式会社（以下、「日本原燃」という）が青森
県六ヶ所村において進めている濃縮事業，再処理事業，
MOX燃料加工事業に対して、各事業が確実に進展するよう、私たちの開発成果に基づいた技術協力を積極的に進めています。
１．再処理技術開発
東海再処理施設は、２００５年度末で電気事業者との契約に基づく再処理運転を終了し、２００６年度からは研究開発運転に移行しました。
２００７年２月からの運転（０７-１キャンペーン）において、「ふげん」MOX使用済燃料のうち、これまでに処理した燃料（タイプＡ燃料）よりもプルトニウム含有量や燃焼度が高い燃料（タイプＢ燃料）を用いた再処理試験を開始しました（図８-１）。今後、数年間かけて溶解特性や溶媒劣化に係る調査等、MOX燃料としての特徴を考慮した試験等を行っていくとともに、ネプツニウム等のマイ
ナーアクチニド核種の挙動・分離等に関する調査や保障
措置技術開発など軽水炉再処理技術の高度化に係る試験等も継続して行っていきます。
高レベル放射性廃液を固化するガラス固化技術開発については、２００４年度に運転を開始した改良型ガラス溶融
炉による固化体製造を継続し、改良型ガラス溶融炉の安

軽水炉プル
サーマル燃料

-

Pu
α
比
放
射
能

照射用
試験燃料

高燃焼度化

タイプＢ燃料軽水炉ウラン燃料
タイプＡ燃料

従来の東海再処理施設での処理燃料

燃焼度：「ふげん」MOX使用済燃料

図８-１ 「ふげん」MOX使用済燃料の特徴（一例）「ふげん」MOX燃料は、燃焼度は低いもののPu-α比放射能が大きいなど、軽水炉プルサーマル燃料に見られる特徴を有しています。

定運転性に係るデータを採取・蓄積していきます。また、
長寿命ガラス固化溶融炉に関する研究開発や溶融炉解体に関する技術開発を進めていきます。
２．技術協力（１）濃縮事業に対する技術協力
日本原燃が２００６年４月から開始した新素材胴遠心機（新型機）カスケード試験に対し、技術者の派遣，私たちが保有する濃縮技術の日本原燃への承継等の技術支援を継続して実施しました。
また、カスケード試験用遠心機の品質管理，六ヶ所濃縮工場の運転管理業務，遠心機ウラン付着量計測システ
ム等のコンサルティング等を日本原燃から受託して実施しました。
（２）再処理事業に対する技術協力
日本原燃が２００６年３月から進めている六ヶ所再処理工
場のアクティブ試験について、東海再処理施設での運転・保守経験を有する技術者の派遣、汚染トラブル等への緊急支援としての分析技術指導者等の派遣を行い、アクティブ試験の円滑な遂行に協力しました。
また、東海再処理施設において日本原燃技術者の技術研修を行うとともに、マイクロ波脱硝加熱器電磁場解
析、六ヶ所再処理工場ウラン・プルトニウム混合脱硝施設で得られたウラン酸化物の粉末物性測定等を日本原燃から受託して実施しました。
２００７年５月には、日本原燃との「再処理施設の試運転に係る技術支援の実施に関する協力協定」の有効期限を延長する変更協定を締結しました。
（３）MOX燃料加工事業に対する技術協力
現在、加工事業許可の安全審査段階にある日本原燃の
MOX燃料加工事業については、日本原燃との間でMOX
燃料加工施設の建設及び運転に向けた要員支援計画の調整を開始しました。
また、東海プルトニウム燃料製造施設において日本原燃技術者の技術研修を行うとともに、MOX燃料粉末調整設備に係る確証試験等を日本原燃から受託して実施しました。
（４）その他の技術協力
財団法人核物質管理センターからの要請に応じ、技術者の派遣等を行い、六ヶ所地区における核物質管理に関する技術協力を行いました。
また、米国DOEが提唱するGNEP構想に関し、仏国
AREVA社と連携して検討を進める日本原燃からの要請を受けて、私たちの保有する技術情報の使用を可能とす
るよう、２００７年６月に日本原燃と技術協力協定を締結しました。

未来を拓く原子力 ２００７81 







圧縮空気
液位差圧：ΔPL
262

メ
ジ
ャ
ー

マ
イ
ナ
ー

リ
フ
ァ
レ
ン
ス

サ
ン
プ
リ
ン
グ

分析サンプル

1.55（液量）
水素掃気エア停止
測定バイアス （計量測定実施）

密度差圧：ΔPD

液
量 257
（ ）

密度の変動に伴う液量変化

385の影響をほとんど受けない

データ変動

サンプリング
に伴う変動

1.50

溶
液
重 378
量
（kg）

1.45

370

密
度
（g/cm3）

（密度）

ρTank

1.55

（重量） 溶液重量は水素掃気エア

密度の変動に対する
見かけの影響が少ない

（密度）

252

時間（day）

液位：H

密度（g/cm3）

1.50

1.45

時間（day）

ギャップ長：Lg

図８-３
図８-２

液量監視データの一例

図８-４

溶液重量監視データの一例

貯槽の密度・液量測定

原子炉で使い終わった燃料は再処理工場で溶解され、再利用可能なウランとプルトニウムが硝酸溶液として回収されます。これを核燃料として再利用するためには酸化物粉末にしなければなりませんが、我が国では、核拡散抵抗性のある混合転換法（ウランとプルトニウムを溶
液状態で混合し酸化物にするのでプルトニウム含有率の高い粉末が原理的に生じない）を採用するとともに、特にプルトニウムの計量管理を厳格に行っています。
ウランと混合する前の硝酸プルトニウム溶液は図８-２に示すような槽に貯蔵されており、先端まで空気が満たされた３本の管の背圧を二つの水晶振動型圧力計により精密に測定しています。メジャー管とマイナー管の圧力
差ΔPD、メジャー管とリファレンス管の圧力差ΔPL及び液量Vは、密度ρTank，重力加速度g，液位H，メジャー管とマイナー管の長さの差L g，貯槽の形状に応じたVとＨの関数Ｆを用いて、以下の式で表されます。
・ΔPD ＝ρTank・g・L g
・ΔPL ＝ρTank・g・H
・ V ＝ F（H）
Lg及びgは一定値であり、ΔPD及びΔPLの測定値から
ρTank，H及びVが求められます。なお、これらの式は測定原理を示したもので、管内の圧力分布等に対する補正が実際には行われます。この高精度の計量測定は溶液を静置した状態で行われます。得られた密度及び液量と、分析サンプルを採取して別の測定方法で得られた密度及びプルトニウム濃度から、温度差を補正してプルトニウ
ム量が決定されます。双方の密度は温度差を補正すれば通常一致しますが、ずれが大きい時はどこかに誤差が入り込んだと考えて、測定の全部又は一部をやり直すことで万全を期しています。
一方、硝酸プルトニウム溶液は水の放射線分解により水素ガスを少しずつ発生するため、計量測定以外の時は、貯槽底部の配管から圧縮空気（水素掃気エア）を供給して水素ガスを貯槽外に排出しなければなりません。
すると、溶液が撹拌されたり温度が変化したりして、液量が少し変化したように見えることがあります。密度に液量を乗じて得られる溶液重量の考えを導入すると、このような見かけの液量変化と本当の液量変化を区別できることを明らかにしました。
連続液量監視データの一例を図８-３に示します。水素掃気エアが止まるのは計量測定を行う時のごく短時間
であり、連続監視時には水素掃気エアがΔPDの測定に影響を与え、測定値の変動及びプラスの測定バイアスが生じます。密度値の影響は測定の原理式に従い液位測定値に反映され、液量の変動及びマイナスの測定バイアス（〜０．
２％）が確認されました。
一方、図８-３に示した期間で溶液重量による連続監視を行ったデータを図８-４に示します。溶液重量では、
図８-３で見られた密度測定値の変動に伴う見かけ上の変動が大幅に減少します。また、蒸発に伴う減少量を正確に把握でき、液温変化に伴う液量変化の影響を受けにくいことを確認しました。
以上のことから、正確かつ安定して溶液の総量を把握できる溶液重量監視は、溶液監視の有効な手法であると
考えます。

●参考文献
Hosoma, T., Mukai, Y. et al., Reduction of Fluctuation and Small Bias Observed in Continuous Volume Monitoring taken in an Annular Tank for
Plutonium Nitrate, Symposium on International Safeguards: Addressing Verification Challenges, (IAEA-CN-148), Vienna, Austria, 2006, p.192-194.

82 未来を拓く原子力 ２００７

 

DCC

上位システム
下位システム


データ収集
キャビネットPC

PLC

搬出用カスク
PLC

PLC

PLC

PLC

HPM（３台）HPM（２台）HPM（１台）HPM（２台）SV（１台）

SV（２台）

検出器
入量計量槽

出量計量槽

PLC ：プログラマブルロジックコントローラ
HPM：高精度圧力測定器
SV ：測定信号選択装置

ドラム缶

プルトニウム製品貯槽
DCC：データ収集コンピュータ
PC ：コンピュータ（原子力機構用，査察者用）

図８-５ 溶液測定・監視システムの全体概要図
本システムは上位システム（コンピュータによる記録等）と下位システム（測定機器及びその制御機器）から構成されており、各槽の液位及び密度は槽内に設置された一対の導圧管により差圧として高精度圧力測定器で測定され、測定データはコン
ピュータに記録されます。高精度圧力測定器は、査察側が検証できる構造となっています。

東海再処理工場（TRP）では、日本国政府及びIAEAによる保障措置の履行に積極的に協力するとともに、強化・効率化のための技術開発にも積極的に取り組んでいます。
これまでの取組みの中で、IAEA保障措置の強化・効率化を目的とした「保障措置改良計画」が査察側から提案されました。この改良計画は、４分野１０項目から構成されており、査察側との度重なる協議を行いながら各項目の実施に取り組んできました。この結果、TRPに対する保障措置のウィークポイントが改善され、更に査察の効率化が図られました。
この「保障措置改良計画」によってもたらされた現行の保障措置体系は、今後TRPに導入される短時間通告ランダム査察を取り入れた統合保障措置の基盤となっています。
（１）施設の設計情報の検認に関する改良
IAEA保障措置下にあるすべての施設では設計情報質問書（DIQ）をIAEAに提供します。このDIQを基に施設に対する保障措置の実施内容が査察側によって策定されるためDIQは非常に重要な情報となります。TRPにおいても、工程図や主要槽の詳細図面を始め、工程内のプル
トニウム（Pu）量やその分布，各工程の運転方法，計量方法等に関する情報を提供し、IAEA保障措置の円滑な実施に貢献しています。
また、継続的に設計情報を確認するための手順書が査察側との協議を踏まえ確立されました。この手順書を履行することにより、核物質の転用を可能にするような未

コンベア
チャンネル
ハル
（溶け残りの燃料被覆管）

図８-６ ハルの測定・監視システムの全体概要図
本システムは制御部（コンピュータ等）と測定部（中性子検出器等）から構成されており、ドラム缶内のPu及びU量は、ドラム缶内の２４４Cmの自発核分裂中性子を測定し、燃焼計算コード
により計算された２４４Cm/Pu及び２４４Cm/Uの比を用い算出されます。

申告の設計変更がなされていないことが確認でき、申告の正当性に対する保証が強化されました。
（２）保障措置上重要な槽の検認に関する信頼性の改良
保障措置上重要なPu製品を計量又は貯蔵する槽の液量などを監視する既存システムに、不正改ざん検知機能と査察側による検証機能を付加し、更に保障措置上重要な入量計量槽を追加した溶液測定・監視システムを開発しました（図８-５）。本システムにより、査察側が独自にPu溶液の容量を測定でき、更に不正な溶液変動がないことをモニタリングすることが可能になり、Pu溶液の取扱
いに関する更なる透明性の向上が図られました。
（３）廃棄物検認方法の確立
使用済燃料を溶解した際に溶け残る燃料被覆管（ハル）に付着する微量核物質を測定するための非立会型非破壊測定システムを米国ロスアラモス国立研究所と共同で開発しました（図８-６）。本システムにより、廃棄物に対する計量査察が可能となったことから、TRPの受払間差異（SRD：核燃料物質量の原子炉とTRPデータとの差）の要因の一つを明確にできたとともに非立会システムであるため査察の効率化にもなりました。
（４）核物質計量に関する改善
SRDの要因を調査し、使用済燃料の核的損耗量（放射性崩壊によるPu量の減少）や高放射性廃液中の不溶解残渣に含まれる微量核物質の分析方法の確立などの再評価により、SRDを改善しました。この改善を通じて計量管理の精度の向上が図られました。

●参考文献
Onizawa, T. et al., Safeguards Improvement for the Tokai Reprocessing Plant (TRP), Symposium on International Safeguards: Addressing
Verification Challenges, (IAEA-CN-148), Vienna, Austria, 2006, p.203-205.
未来を拓く原子力 ２００７83 
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
施設固有の技術開発■ 廃止措置エンジニアリングシステム■ クリアランスレベル検認評価システム

原子力施設の廃止措置に係る技術開発■ 「ふげん」：炉心解体技術，トリチウム除去等■ 人形峠：遠心機解体，ウラン除染等■ 再処理特研：大型タンク解体，TRU除染等

バックエンド対策の合理的で着実な実施

放射性廃棄物の処理に係る技術開発■ 除染技術■ か焼技術■ 廃溶媒分解技術■ 廃棄物管理システム

図９-１

放射性廃棄物の処分に係る技術開発■ 廃棄物の放射能・物理・化学的特性評価■ TRU廃棄物処分に係る長期安定性評価■ 放射能測定評価技術■ 処分場設計に係るデータ収集・評価

原子力施設の廃止措置及び放射性廃棄物処理処分に係る技術開発不要となった原子力施設の廃止措置を行い、放射性廃棄物を処理処分することは、原子力施設設置者及び放射性廃棄物発生者としての責務です。これらの実施には多くの費用が必要となるため、安全を確保した上で経済的にバックエンド対策（廃止措置及び廃棄物の処理処分）の実施が可能となる技術が求められています。
私たちは、図９-１に示すようにバックエンド対策に必要な技術を抽出し、第一期中期計画期間を基盤の整備段
階と位置づけ、種々の技術開発を進めています。
２００６年度の主要な進捗状況は以下のとおりです。
原子力施設の廃止措置に係る技術開発
これまでに様々な施設の解体・廃止措置を通じて、切断，遠隔操作，解体廃棄物管理などに係る様々な経験やデータが蓄積されています。これらを有効に使って、廃止措置計画の検討を支援する廃止措置エンジニアリング
システム、また、クリアランス計画の検討を支援するク
リアランスレベル検認評価システムの開発を進めています。クリアランスレベル検認評価システムの開発に関しては、プロトタイプのシステムを作成するとともに関連するデータ収集等を進めました。
また、廃止措置の準備や解体作業が進められている施設では、それぞれの施設に合わせた解体技術の開発を進めています。このうち、「ふげん」においては、アブレイ
シブウォータージェットを用いた炉心部の解体工法について、切断性能等に関する試験を行いました（トピックス９-１）。一方、人形峠のウラン関連施設，再処理特別研究棟については、それぞれ遠心分離機の解体技術，
84 未来を拓く原子力 ２００７

TRU核種で汚染したタンクの撤去技術に関する試験を進めました。
放射性廃棄物の処理に係る技術開発
廃棄物処理技術については、処理の合理化を目指して種々の技術開発を進めています。このうち、か焼技術の開発では、アルミニウム等の溶融・酸化処理，低沸点金
属による煙道閉塞，放射性核種の移行挙動等実用化に向けた基礎データを取得しました。また、実廃溶媒を用いた有機廃液の分解処理試験を開始しました。
廃棄物管理システムについては、引き続き放射能デー
タの収集・整備を行うとともに、入力情報，廃棄体確認に必要となる管理情報，出力機能等の検討を進めました。
放射性廃棄物の処分に係る技術開発
廃棄物処分技術については、RI・研究所等廃棄物を中心に、廃棄物，廃棄体に係る放射能・物理・化学的特性評価を行うとともに、安全評価上の重要核種の選定評価を進めました。また、TRU廃棄物処分を対象に、核種移行に及ぼすセメントや硝酸塩の影響評価、処分システムの長期安定性評価等を進めるとともに、核種移行データ
ベースの充実を図っています。
一方、廃棄体確認に必要となる放射能測定評価技術の開発では、多重γ線測定装置を用いたγ線核種の簡易・迅速測定法を完成しました。また、コンクリート廃棄物をクリアランスする際に必要となるトリチウムの簡易測定法の開発を進めました（トピックス９-２）。

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



カッティングヘッド

ノズル
高圧水噴射

高圧水
φ117.8mm
研掃材供給口 （圧力管内径を想定）

図９-２

小型アブレイシブウォータージェットのカッティングヘッド
2
切断限界
1.5

研
掃
材
供
1
給
量
（kg/min）

：切断良好
：切断不良

0.5

0
0

切断環境：水中
吐出圧力：200Mpa
ヘッド先端−切断部位間距離：7.5mm
0.02

0.04

0.06

0.08

0.1

ノズル回転速度（rpm）

図９-３ 切断状況（圧力管，カランドリア管の二重管構造同時切断）

図９-４ ノズル回転速度と研掃材供給量の関係（厚肉二重管
構造の例）

原子炉施設の解体において考慮すべき事項の一つに、放射性物質の拡散を防ぐこと（汚染拡大防止）があります。施設の解体のために構造材を切断すると、材料が熱によって蒸発したり溶けたりしてヒュームやドロス等が発生することがあります。一般構造物であれば特に問題は な い の で す が、原 子 力 施 設 の 構 造 物 の 場 合 に は、ヒューム等に放射性物質が含まれる可能性があるため、できるだけそれらの発生の少ない切断方法を選択する必要があります。また、施設の解体時には、配管等が入り組んだ複雑で狭隘な構造物が対象となる場合もあることから、それに適用可能な切断方法である必要があります。
以上のことを考慮し、「ふげん」原子炉構造物の切断方法として、比較的カッティングヘッドが小型であるアブレイシブウォータージェット（AWJ）を候補の一つとして挙げました。AWJは、高圧（２００〜４００MPa）の水を鉱
石等の砥粒（研掃材）とともに噴射させ、水及び研掃材の持つ運動エネルギーにより材料を切断する技術であり、熱の発生が少ない方法です。
「ふげん」原子炉構造物は、燃料を内包する管（圧力管等）が林立した狭隘な構造であることから、それらの炉内構造物の解体においては、管内から切断を行う必要があります。このため、圧力管内に挿入可能なカッティ
ングヘッドを開発し（図９-２）、「ふげん」の炉心に最適な切断条件を試験によって求めました。試験では、「ふげん」の炉内構造物である圧力管とカランドリア管の二重管構造を模擬した試験体を用いて、実解体を想定した
水中環境下で切断を行いました。
この結果、ドロス等を発生させることなく、二重管構
造（内管及び外管）
を同時に切断可能であること（図９-３）、
また、使用する研掃材の量とノズル回転速度（切断速度）の関係は、高圧水と研掃材の間の運動量保存及び構造部材に与える研掃材の運動エネルギーを考慮することによって表現でき、最適な研掃材供給量や切断限界速度の予測が可能であることを確認できました（図９-４）。
今後、役目を終えて廃止措置を迎える原子炉施設が順次出てくると思われますが、それらの施設の廃止措置における機器や構造物の切断にも有効な技術であり、AWJを用いた解体工法の検討に有用なデータを取得することができました。

●参考文献
Nakamura, Y. et al., Applicability Examination and Evaluation of Reactor Dismantlement Technology in the Fugen -Examination of Double Tubes
Cutting by Abrasive Water Jet-, Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE14), Miami, USA, 2006, ICONE1489380, in CD-ROM.
未来を拓く原子力 ２００７85

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








（ａ）
100

ト 80
リ
チ
ウ
ム 60
の
浸
出
割 40
合

（ｂ）

模擬コンクリート 試料１
模擬コンクリート 試料２（％）
20

解体コンクリート（ａ）柱 （ｂ）ガラ

図９-５

水浸漬中

放射能測定

0

0

5

10

15

20

25

30

35

40

浸漬時間（日）JRR-３改造に伴って発生したコンクリート中のトリチウム濃度測定の流れ
図９-６ コンクリート中のトリチウムの浸漬水への浸出原子力施設の廃止措置では大量のコンクリート等の廃棄物が発生しますが、これらの中には放射能による汚染のない廃棄物や放射性物質として扱う必要のないレベル（クリアランスレベル）の廃棄物が含まれます。しかし、
クリアランスレベルの廃棄物は放射能濃度がクリアラン
スレベル以下であることを確認（クリアランス検認）しない場合は放射性廃棄物として扱われます。そこで、放射性廃棄物発生量の低減や資源有効利用の観点から、整備されたクリアランス制度に基づいて合理的な対策をとることが望まれています。
運転履歴や解体時の放射能測定の結果から、クリアラ
ンスレベル以下であると推測される廃棄物として、原子力科学研究所にはJRR-３の改造工事に伴い発生したコン
クリート等があります。特に、JRR-３は重水減速冷却型の原子炉であったため、重水の中性子捕獲により生成したトリチウムによる汚染の可能性が問題となるコンク
リートが約４，
０００ｔ存在します。このコンクリートのク
リアランスには、トリチウム濃度がクリアランスレベル
以下であることを確認する必要があります。
トリチウムは低エネルギーβ線放出核種であり、外部放射線測定ができないので、クリアランス検認では代表試料を分析して全体のトリチウム濃度を確認することになります。このため検認に必要な試料数が膨大な数になることから、一度に多数の試料を分析可能な水浸漬法（水に試料を漬け、試料中のトリチウムを浸漬水中へ浸出させる方法）により濃度測定を行うこととしました（図９-５）。また、トリチウムは試料の粉砕や調製により一部が飛散してしまうおそれがあるため、粉砕工程を省
き、ある程度の大きさを持つ塊状試料を分析することにより、表面からのトリチウム損失をできるだけ小さくすることとしました。
今までに報告されている水浸漬法によるトリチウムの分析では、粉砕試料や数g程度の塊状試料が用いられていました。試料の形態や大きさが異なると、トリチウムの浸出挙動が異なります。そこで、約５０gの模擬コンク
リート試料を２種類（各５個）作製し、浸漬時間に対するトリチウムの浸出割合の変化を評価しました（図９-６）。
その結果、１００mlの水に約３０日浸漬することでコンクリート中の約９５％のトリチウムが浸漬水中へ浸出することが分かりました。この浸漬時間と浸出割合を用いてJRR-３の解体コンクリートを水浸漬法で分析した結果は、高温でトリチウムをコンクリートから分離する加熱法により分析した結果と良く一致しました。この結果から、コンクリート中のクリアランスレベルのトリチウム濃度測定法として水浸漬法が有効であることを明らかにしました。また、浸漬水０．
５mlを採取して２０分間放射能測定を行った場合の検出限界値は約０．
５Bq/gであり、トリチ
ウムのクリアランスレベルを２桁以上下回ることも分かりました。このことから、水浸漬法によりJRR-３の解体
コンクリートのクリアランス検認が十分行えることを示すことができました。

●参考文献
藤原亜佐子ほか, コンクリート中のクリアランスレベルのトリチウム濃度測定法, 日本原子力学会和文論文誌, vol.6, no.1, 2007, p.58-64.

86 未来を拓く原子力 ２００７ 
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

 
シミュレーションの力で開拓する原子力

原子炉

核融合

大強度陽子加速器

エネルギー研究

基礎基盤研究原子力研究への展開

ナノデバイス

先端的シミュレーション
技術開発：

計算科学基盤技術開発：

大規模第一原理計算
マルチスケール統合
シミュレーション

可視化，並列分散ツール
大容量データ処理
統合シミュレーション

耐震強度

運用・保守支援：
スーパーコンピュータ，ネットワーク

放射線影響

グリッド基盤研究開発

図１０-１ システム計算科学センターのミッション及び研究開発の方向性
運用・保守支援，計算科学基盤技術開発，先端的シミュレーション技術開発の三位一体の運営を行い、原子力研究開発を支援する一方、新たな研究開発のあり方も提案しています。

１９８０年代にスーパーコンピュータが現れると、原子力分野ではそれを真っ先に研究のツールとして使い始めました。原子力分野では予算や環境等の制約により実験が困難な場合も多く、計算機によるシミュレーションは、従来の研究手法に代わる画期的ツールになりうると考えられたからです。登場した当時、その計算能力は現在のパソコンよりも劣るものでしたが、その後の発達は目覚
しく、現在では数千台以上のプロセッサーを並列で動作させ、極めて大規模な計算を行うことが可能になっています。現在、原子力機構のシステム計算科学センターでは、この大規模計算を効率良く実行するための計算環境を第一線の研究者に提供すべく、スーパーコンピュータ
を始めとしてその周辺機器及びネットワーク環境等の運用・保守支援を行っています。また、将来の原子力分野の計算科学研究を支えるため、拠点に分散した計算機を有効に活用するための並列分散基盤ソフトウエア等の計算科学基盤技術開発を行う一方、巨大な並列計算能力を背景にした新しい原子力シミュレーションを開拓する先
端的シミュレーション技術開発研究も行っています。今後、研究開発体制を最新の計算科学技術により高度化し、革新的な原子力科学研究を進めるためには、これまでの経験から、こうした三位一体（運用・保守支援，計算科学基盤技術開発，先端的シミュレーション技術開発）の計算科学の推進をバランス良く行っていくことが重要です。図１０-１は、こうした研究開発推進の方向性を模式的に示した図であり、これまでの研究開発によって原子力分野に強いインパクトを与えられるような成果が得られてきました。以下では、最近の代表的な成果について紹介いたします。
まず、計算科学基盤技術開発においては、日本のIT
化 政 策 の 一 環 と し て 行 わ れ た プ ロ ジ ェ ク トITBL（Information Technology Based Laboratory）計画に参画することにより、総計算機資源５７ TFLOPS（１ TFLOPS
は１秒間に１兆回の演算が行えることを意味します）を超える仮想研究環境を実現しました。現在は、この環境を活用し、原子力研究開発において重要課題である耐震
強度やナノデバイスの開発、人体への放射線の影響などをターゲットとした研究を進めています。特に、耐震強度では、プラント全体を丸ごとシミュレーションすることを目標に三次元仮想振動台を試作し、部品数２，０００点
規模の問題で検証するまでに至っています。こうした研究が進展し、原子力プラントが仮想空間で自在に構築可能となれば、原子力施設の設計期間や費用が大幅に削減できる日が来るかもしれません。
次に、先端的シミュレーション技術開発研究の成果ですが、原子炉材料のシミュレーションにおいて、最近の計算能力の大幅な拡大によって、材料を原子レベルからシミュレーションし、その強度を解析できるまでに至っています。まだ扱える原子数は１００個程度ですが、材料内で不純物原子等が集まることにより弱くなりやすい結
晶粒界という部分に応力を加え、粒界が破断に至る過程の第一原理計算ができるようになりました。シミュレー
ションでは、粒界の原子組成を変え、何度でも解析して、どのような原子がどれだけ粒界に集まると、どれだけ脆くなるかを高精度に調べることができます。こうしたシ
ミュレーションが更に発展すると、多くの労力と年月を要する実験研究が代替できるだけでなく、強固な材料を作るための物質設計がシミュレーションにより可能になると考えられます。
このように、私たちは原子力研究のあり方を大きく変えうる潜在力を持つ計算科学技術研究を、今後も一層加速させていきます。
未来を拓く原子力 ２００７87

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



（a）

（b）

図１０-２ 応力腐食割れに特徴的な複雑なき裂形状
応力腐食割れでは金属材料の結晶粒の隙間をき裂が進展することで複雑なき裂形状が観察されます。（a）は実際の材料で発生したき裂、（b）はシミュレーションにより再現したき裂の形状です。

原子炉内部では中性子照射と高温の冷却水という条件
により、通常はき裂が発生しない金属材料でもき裂が発生することがあり、この現象は「応力腐食割れ」と呼ばれています。材料に引張り応力がかかっていて、かつ材
料が酸化環境にさらされている場合にのみ起こることからその名で呼ばれていますが、応力と酸化がどのように関連しているのか具体的なメカニズムはまだ分かっていません。この応力腐食割れの進行度を見積もることが安全上非常に重要な課題となっており、現在は実機と同様の高温の水にさらされた環境で材料を引っ張る実験を行い、そのデータから引っ張る強さとき裂の進む速度を測定することで実機での将来数十年でのき裂進展の進行度が予測されています。もし応力腐食割れの具体的なメカ
ニズムがはっきりすれば、このようなき裂進展の予測を理論的に裏付けることができるため、現在多くの研究者
がその解明を目標として研究しています。
応力腐食割れの特徴の一つとして、図１０-２に見られるような複雑なき裂形状が挙げられます。一般的に金属材
料は、０．
０５mm程度の小さい結晶粒が多数集まった構造になっていて、応力腐食割れではこの結晶粒の隙間に沿ってき裂が進展していくため、折れ曲がった複雑なき裂の形状が観察されます。また、き裂が多くの場所で分岐しているのも大きな特徴です。実験では断面を観察して二次元の形状を見ることしかできないため、実際に三次元でき裂がどのような形状になっているか分かりませ

図１０-３ き裂形状を再現するための三次元モデル
モデルの三次元画像で、色はその場所での引張り応力の強さを示しています。き裂の開きは１００倍に強調して表示
してあります。

ん。したがって、き裂の先端に働いている応力を正確に見積もることが困難となります。このような複雑なき裂
形状をコンピュータ上に再現できるモデルを作ることができれば、複雑な形ができる原因を明らかにするとともに、実験では見えない三次元のき裂形状を知ることで、実際の応力腐食割れで何が起こっているのかを知る手がかりとなります。
本研究では金属材料の結晶粒をモデル化し、大規模計算によって１万個の結晶粒の集合から成る金属材料モデ
ルのき裂先端での引張り応力を計算することで、き裂の進展シミュレーションを行いました（図１０-３）。計算においては、一番引張り応力が強い結晶粒の隙間にき裂が進展するという非常に単純化したモデルを用いたにもかかわらず、その結果得られたき裂の形状は現実に観察される形状を非常に良く再現したものになりました。特に実験で観察されるき裂分岐は、直感的な解釈では応力のみで説明することが難しいため、従来は腐食の効果が大きいとする考えが一般的でした。しかし本研究では実験では見えないき裂の三次元での振る舞いに注目し、き裂が上下左右に複雑に進展することが原因で単純な応力モ
デルを用いても分岐を含む複雑なき裂形状を再現できることを示しました。人間の頭では直感的に考えるのが難
しい三次元の複雑な形状の問題を計算機シミュレーショ
ンで評価する可能性を示す良事例といえます。

●参考文献
Itakura, M. et al., Branching Mechanism of Intergranular Crack Propagation in Three Dimensions, Physical Review E, vol.71, 2005, p.055102-1055102-4.

88 未来を拓く原子力 ２００７



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

プラント全体三次元モデル

デ
ジ
タ
ル
施
設
振
動
解
析
技
術

機器応答
透過波

入射波
ミリ秒
レベルの現象

建物応答
接合部

衝撃
反射波
既
存
技
術

地震データ
地震・地盤応答シミュレーション

地震・地盤応答
データベース

図１０-５ 接合部における波の反射と透過接合部などの不連続な箇所で発生する波の反射や透過の繰り返しが、構造物の振動現象につながります。これらの波のシミュレーションを可能とすることが、振動の低減策や防止策につながります。

図１０-４ ３次元仮想振動台
計算機内にプラント全体の数値モデルを作成し、プラントに生じる様々な事象の再現を可能とする技術の開発に取り組んでいます。

原子力プラントの安全保守性を従来以上の高い信頼性で検証するための研究開発は、極めて重要な課題として産業界と連携し社団法人日本原子力学会の特別委員会で検討を進めています。本来、課題解決のためには、実際の原子炉やプラントを用いた実環境・実条件下における保全管理実験や経年運転検証実験が必要となります。しかし、これらの実施には膨大なコストと長い年月、そして時には高い危険性を伴います。そこで、私たちは、計算科学技術を活用した安全かつ効率的な原子力施設の保全性評価の試みを開始しました。その第一歩として、震動台では扱えない原子力発電プラント全体規模の三次元振動シミュレーションに関する研究開発に取り組んでいます。「３次元仮想振動台」と呼ばれるこの技術は、計算
機内にプラント全体の三次元モデルをデジタル化し、地震や地盤応答に関する既存技術と組み合わせることで、プラントに生じる様々な事象を再現しようとするものです（図１０-４）。この３次元仮想振動台を実現するために不可欠な技術の一つとして、振動解析における複雑な構造物の共振を精度良く計算することが挙げられます。
共振とは、地震などによる振動エネルギーが構造物内を波として伝播するとき、接合部などの不連続な箇所で波の反射や透過が発生し、この現象が多数の接合部で繰り返されることで、エネルギーが揺れやすい箇所に集中し、揺れが増幅していく現象です（図１０-５）。共振は、構造物の全体的な揺れから部材の一部の局所的な揺れまでの広い範囲で生じ、最悪の場合、構造物は数秒で倒壊に至ることがあります。本研究では、計算科学により共振状態を分析し、複雑な構造物の共振を低減するための根拠を明らかにすることで、原子力施設の安全性を向上することを目的としました。
従来の計算科学におけるシミュレーションでは、全体的な揺れは扱えましたが、反射してくる波をうまく扱えなかったため局部的な揺れを十分な精度で評価することができませんでした。そこで、全体から局部までの揺れを扱える波動伝播シミュレーション手法の確立に取り組みました。配管系構造物を対象とし、提案手法を適用したところ、全体的な揺れとともに、従来は扱えなかった
局部的な揺れを扱うことが可能となり、原子力施設を構成する実構造物への適用の可能性を見いだすことができました。これにより、複雑な構造物の共振を精度良く計算することが可能となり、また、共振を低減するための根拠を明らかにすることが可能となりました。

●参考文献
Nishida, A., Wave Propagation Properties of Frame Structures -Formulation for Three-Dimensional Frame Structures-, JSME International Journal
Series B, vol.49, no.2, 2006, p.360-367.
未来を拓く原子力 ２００７89

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ビーズ球に加わる力F

ビーズ球
DNAの長さレーザー光
ガラス
図１０-６ DNAの立体構造
DNAには、大きく分けて３種類の構造（Ａ型，Ｂ型，Ｚ型）があります。細胞の中では、通常、この図で示したようなＢ型の構造をとっています。図中のDNAは、１２個の塩基対で構成されています（長さ約４nm）。ヒトの体細胞１個は、約６０億個の塩基対を持っていると考えられており、これは、約２mの長さに相当します。

図１０-７ 光ピンセットによるDNA１分子観測の例
DNAが左側のガラス面と右側のビーズ球に接着されています。
レーザー光によって、ビーズ球に右向きの力が加えられ、それによってDNAが引っ張られています。

DNAは、地球上のほぼすべての生物において遺伝情報を担う直径約２nmのひも状の物質です。細胞中の様々な構造の中で、DNAは最も長いものであり、例えば、ヒトの体細胞１個に含まれるDNAをすべてつなぎ合わせると約２mにもなるといわれています。このような長いDNAが、直径約１０μmの細胞核の中に折りたたまれて収納されていることは、驚異的です。
私たちは、DNAの立体構造の研究を行っています（図１０-６）。DNAの研究というと、遺伝情報の研究と思われがちですが、DNAの折りたたみの問題を考える場
合、DNAを物としてとらえ、その性質（物性）を知らなければなりません。
DNAの物性が重要なのは、折りたたみの場合だけではありません。細胞が様々な活動をする際には、DNA上の遺伝情報の読み出しが行われます。その際、DNAは、曲げやねじれ等の物理的な作用を受けます。そのような作用に対するDNAの反応が、遺伝情報の読み出しの制御に関係することが分かってきています。そのため、生命活動を理解するためにも、DNAの物性を知る必要があります。
DNAの曲がりやすさ・ねじれやすさ等を表す力学定数
は、DNAの物性を表す最も基礎的なデータです。これらの力学定数の測定は、長年にわたり、様々な実験によって行われてきましたが、いまだにコンセンサスが得られていない部分もあります。
近年、光ピンセットを用いた生体分子１分子の操作・観測が頻繁に行われています（図１０-７）。これは、分子に直径１μm程度の大きさのビーズ球を取り付け、そのビーズ球にレーザー光を当て、ビーズ球を動かすこと
で、分子に力を加えたり、また、ビーズ球の位置を観測することで、分子の位置を測定する技術です。この実験
は、光学顕微鏡のもとで行われます。
光ピンセットによるDNAの観測によって、DNAの正確な力学定数が得られると期待されています。実際、曲げの力学定数については、他の多くの実験で得られた値と矛盾がありません。ところが、DNAのねじれの力学定数は、今までの実験から得られてきた値とは、大きく食い違います。
私たちは、この食違いの理由を、計算機シミュレー
ションによって、明らかにしようとしました。そのために、光ピンセットによるDNAの観測実験と同様に、DNAの両端を引っ張りながら、シミュレーションを行いました。その結果、DNAに張力が加えられた状態では、DNAの持つ構造特性のために、ねじれ定数が大きく見積もられてしまうことが分かりました。その特性とは、曲がると同時にねじれたり（曲げとねじれのカップリング）、ね
じれると同時に伸びたり縮んだりする（ねじれと伸縮のカップリング）DNAの性質のことで、近年明らかになってきています。実際、DNAに張力を加えない状態でシミュレーションを行い、ねじれ定数の計測を行うと、今までの実験と矛盾しない結果が得られました。このようにして、光ピンセットで計測されたねじれ定数が、今までの実験で得られたものと食い違う理由が、明らかにな
りました。

●参考文献
Matsumoto, A. et al., Predicted Effects of Local Conformational Coupling and External Restraints on the Torsional Properties of Single DNA
Molecules, Multiscale Modeling and Simulation, vol.5, issue 4, 2006, p.1227-1247.

90 未来を拓く原子力 ２００７

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中性子

電流

MgB2超伝導体
MgB2の抵抗・温度の特性

電圧
30
20

10ns

10

抵抗

0

動作点
転移点

中性子
衝突による
抵抗増

-10
-20
-30
温度

-40
-50
5,000

15,00025,00035,000時間

図１０-８ MgB２超伝導体から作られた薄膜に電流を流し（左上図）、薄膜を左下図（抵抗vs.温度）の動作点近くにおきます。このとき、中性子がMgB２に衝突すると、中性子は超伝導体内の１０Bと核反応を起こし、その熱により超伝導は破壊され（右上図の赤い部分）、一
瞬の間、電気抵抗が増大します（左下図）。このとき観測される電圧の時間変化のシミュレーション結果は右下図のようになります。

超伝導とは、超伝導転移温度近くで電気抵抗が急激にゼロになってしまう現象を指しますが、この性質をうまく利用すると極めて高精度な放射線検出器を作ることができます。これは、超伝導転移温度の近くでは、微弱な放射線により発生するわずかな熱さえも大きな電気信号変化（図１０-８）となるためで、超伝導放射線検出器は原子力分野を始めとして様々な分野において、超高精度検出器として、その発展が多いに期待されています。中でもＸ線、γ線の検出においては既に利用され、宇宙天文学分野では、宇宙の起源や発達過程を推定するための必須の実験ツールとして用いられています。また、最近では、１光子さえも検知できる素子として、未来の量子通信への応用が考えられている他、微量のアクチノイド物質の同定が可能であることを利用し、核物質の超高精度微量分析への応用なども提唱されており、今後もその応用の可能性が広がることは間違いありません。しかしながら、実際の放射線検出のメカニズムについては、冒頭で説明したような簡単な原理だけが提唱されているのみ
で、十分な理解は進んでいません。そのため、時間やエ
ネルギー分解性能を更に上げ、究極の超高精度検出器を開発するための研究は主として経験則に従って行われています。
私たちは、実験及び開発を行う研究者の理解を助け、超伝導検出器開発に貢献するため、その検出過程をシ
ミュレーションにより予測することを目指しました。プ
ログラム開発に当たり、超伝導転移点近くでの超伝導転移現象を再現する方程式と、放射線が当たった後に発生する熱の移動と、それに伴い電気信号（例えば電圧といった量）が生じる様子を再現するため、超伝導体の熱伝導方程式、マックスウエル方程式を組み合わせて解くこととしました。こうして、超伝導体に熱が拡散することで超伝導が壊され、その部分で電圧が発生することを検知するシミュレーションが可能になったのです（図１０-８）。
その後、このシミュレーション・プログラムを用い、２０００年に発見された超伝導体MgB２を利用した中性子検出についてのシミュレーションを行い、その性能予測を実験に先駆けて行いました。その際、実験研究者から特に求められたのは、中性子が当たった後の電気信号の応答の速さでした。これは応答の速さによっては、検出実
験装置を大きく変える必要があるからです。シミュレー
ションでは、図１０-８に示したような電圧のシグナルが得られ、その応答時間はナノ秒程度であることが分かりました。この結果をもとに、JRR-３にて実験を進めたところ、実験結果もほぼ同じ応答時間を示すことが分かりました。こうして、開発したシミュレーションが実験を正しく予測できることが分かりましたが、シミュレーショ
ンと実験とで一致した応答時間の速さは従来の中性子検出器の応答時間と比べて遥かに速い値となることも分かりました。現在、更なる実験とシミュレーションが行われていますが、これらの一連の研究結果は、MgB２超伝導体が極めて優れた高精度中性子検出器になりうることを示しています。

●参考文献
Machida, M. et al., Direct Numerical Simulation on Non-equilibrium Superconducting Dynamics after Neutron Capture in MgB2 Superconductor,
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, vol.559, issue 2, 2006, p.594-596.
未来を拓く原子力 ２００７91 
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

私たちは、国の核不拡散政策立案を支援するための政策調査研究と、国及び国際機関を支援するための核不拡散技術開発を二つの柱として、これに加えて世界の非核化の支援，自らの核物質管理の着実な実施と関連技術の開発，この分野の人材育成・人的貢献を行っています。
政策調査研究私たちの技術的な知見に基づき、核不拡散に係る政策研究として、「日本の核不拡散対応のモデル化」と「アジア地域の原子力平和利用の信頼性・透明性向上に関する研究」の２テーマを実施しています。
２００６年度は原子力開発・平和利用にどのような核不拡散対応が必要なのか、我が国をモデルとして研究するとともに、これらの成果については、国際フォーラム等を開催して紹介しました。また国への支援として、国際的に議論されている燃料供給保証及び核不拡散強化に関する有識者による会議開催，海外動向調査等、調査・研究を実施しました。
核不拡散技術開発
２００６年度は保障措置概念検討，環境試料分析技術開発，透明性向上・核拡散抵抗性（核拡散し難さ）等に関する検討を実施しました。
将来のFBRサイクルシステムの確立に向けて効果的・効率的な保障措置・計量管理が可能となるような先進的保障措置システムの開発を行っており、米国とのGNEP研究協力においても、次世代型の保障措置・核物質防護の共同研究について検討を行いました。
未申告の原子力活動の検知を目的とする保障措置環境
試料分析では、１μm未満のウラン粒子の検出が可能な
フィッショントラック法の開発及び精度向上に係る技術開発を行いました。
平和利用に関する信頼性向上・透明性向上の技術開発として、「常陽」における遠隔監視技術研究では、情報セ
キュリティを向上させたシステムへの改造を行い、その実証試験を開始しました。

また、第四世代原子力システム国際フォーラムや、IAEA
次世代炉開発プロジェクトの取組みに参画し、将来の核燃料サイクルシステムの核拡散抵抗性評価手法に関する研究を行いました。
非核化支援
世界の核軍縮・非核化に貢献する技術開発として、ロシアの余剰核兵器解体に伴い発生するプルトニウムを
MOXバイパック燃料として高速炉で燃焼処分するという方法を提案してきました。１
９９９年から実施している共同研究の成果に基づいて成立性が示された高速炉による処分は、米露間でその有効性が認められ、２００
６年７月ロ
シア高速炉（BN６００）での先行処分に進むことが示されました。
また、包括的核実験禁止条約（CTBT）関係では、世界各国の放射性核種観測所で得られた試料の詳細分析を
東海実験施設で継続実施するとともに、高崎観測所では
大気中微粒子捕集・放射性核種観測装置に加え、地下核実験にも対応するため希ガス観測装置を設置しました。
高崎観測所に引き続き、２００６年度に東海実験施設及び沖縄観測所の技術水準についてCTBT機関準備委員会の認証を受け、これですべての施設がCTBT機関の公認施設として運用を開始しました（図１１-１，図１
１-２）
。
核物質管理
保障措置においては、米国エネルギー省との協力協定に基づき、各種技術開発プロジェクトを実施し、IAEA保障措置実施に技術的な貢献をしてきています。これら技術開発・応用経験を活かして内外の人材育成にも協力しています。
核物質防護においては、カメラ映像，画像処理装置等で構成する施設敷地内侵入者自動監視システムの性能確
認試験を行うなど、核物質防護の強化の一環としての技術開発を行いました。
核物質輸送においてもMOX原料粉等を安全に効率的に輸送するための技術開発を行いました。

各締約国へ
データ配信

CTBT機関技術事務局
国際データセンター（IDC）

国際監視制度（IMS）
地震波観測所（170カ所）
放射性核種観測所（80カ所＋16実験施設）

国内データ
センター
（NDC）

水中音響観測所（11カ所）
微気圧振動観測所（60カ所）

現地査察（OSI）

図１１-１ 包括的核実験禁止条約（CTBT）国際検証体制の仕組み
包括的核実験禁止条約機関準備委員会は、世界中に４種類（地震，放射性核種，水中音波，微気圧振動）の監視観測所網を設置して核爆発実験を国際的に監視する国際監視制度を構築し、すべての締結
国に関連情報の提供が可能な検証システムの整備を進めています。

92 未来を拓く原子力 ２００７

図１１-２ CTBT沖縄放射性核種監視観測所の外観
大気中微粒子捕集・放射性核種観測装置の整備を行い、沖縄観測所は２
００７年２月にCTBT機関の公認施設として認定され運用を開始しました。

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概念設計段階主要プロセス

装解体・せん断

ベッセル１



核物質計量管理コア
核物質移動モジュール
・ρ
（Pu）
；密度
・M（Pu）；質量・ u , v , w；速度
・T；温度
・p；圧力
・C（Pu）
；質量

置

ベッセル２

遠心抽出器
装



製作設計段階

溶解工程
晶析装置 

置

動
作
モ
ー
ド

化学反応＆マイナーアク
チナイドモジュール
・水相，
有機相
・放射性物質濃度，
強度
・放射性核種の濃度・化学反応

抽出クロマトグラフィー
脱硝・転換・造粒
段数
１

成型・焼結

段数
２

組立

システム構成高度化後の検出効率
異
常
事
象

変
数
２
変数１

段数
Ｎ

時

間

多変量、多スケールコア
時

プロセスモニタリングモ
ジュール・プロセスモニタリング
・統計解析
・ウェーブレット解析
・主成分解析

間多目的関数最適化コア

仮想設計コア多目的関数の最適化
モジュール
・初期投資
・運転コスト・査察活動に係る業務量・査察効率化活動

仮想設計モジュール・仮想動作モデル・保障措置機器，装置
・破壊，
非破壊検査装置
・廃棄物損失・核拡散抵抗性

Qj=f1（x1,x2,x3,x4,x5...）+f2（x1,x2,...）+...
最適化設計

図１１-３ 保障措置システムシミュレータの全体構造
将来の核燃料サイクル施設を設計する際には、工程の設計，装置の台数等の概念設計，
核燃料物質の流れ等の工学設計を行います。このとき、「核物質計量管理コア」による
プルトニウムの測定精度の把握，「多変量・多スケールコア」による異常検知レベルの把握，「多目的関数最適化コア」による適切な計量管理方法の選択，また、「仮想設計コア」による装置の最適化配置等を、施設設計段階から調べることができます。

濃縮から再処理まで含めた一連の核燃料サイクル施設を保有している非核兵器国は我が国だけであり、これは、高度な計量管理・保障措置技術を用いてIAEAの保障措置
をフルスコープで受けるとともに、原子力の平和利用と核不拡散を推進してきた努力の賜物です。原子力機構においては、世界的な原子力エネルギー復権の見えるな
か、新たな核燃料サイクルシステムが研究されています。
使用済核燃料を再処理して取り出されたプルトニウムが核兵器に転用されていないことを確認する査察では、計量管理を正確かつ迅速に行う必要があります。従来、施設設計が完了し建設が開始される段階になってから、
計量管理機器の検討を開始していましたが、国際的な保障措置強化の流れの中で、施設設計完了後に保障措置を検討することは、設計の手戻りや新たな保障措置機器設置等が義務付けられるため、開発コスト増加の一因となっていました。
こうした状況の中で、新たな核燃料サイクル施設に適用すべき先進的保障措置システムの検討が開始されました。これは過去の反省を踏まえ、施設設計段階でプロセスの計量管理特性を調べるとともに、国際的に標準となる保障措置アプローチを構築することにより、設計段階で保障措置システムを組み込むことを目指すものです。
この作業に威力を発揮するのが「保障措置システムシミュレータ」であり、その全体構造を図１１-３に示します。

︵分
短
周解
期信
︶号
︵分
や
や解
短信
周号
期
︶
︵分
や
や解
長信
周号
期
︶
︵分
長
周解
期信
︶号
︵原
バ
ッ信
チ号
運
転
＋
異
常
︶

異常信号
（短周期）

異常信号
（長周期）

異常信号
（短周期）
時

異常信号
（短周期）

間

図１１-４ 異常信号検出
工程内のプロセス信号を監視することにより、異常信号を素早く効率的に見つける手法として、ウエーブレット展開（周波数−時間展開）を用いた方法を開発しました。ウ
エーブレットの持つ、時間及び周波数情報
が、信号成分の分解に有効に作用します。

施設のプロセス工程と各種装置配置・員数等が設計により決まると、これを受けて工程中の施設のプロセス工
程と核物質の流れ及びこれに応じた計量測定をモデル化することができます。このとき、本シミュレータの「核物質計量管理コア」を用いることにより、施設の計量管
理特性を計算し、予想される核物質の測定誤差等［在庫差（MUF）］を明らかにでき、計量方法の有効性の事前検討が可能となります。本コアは、１０年以上前に当時の原研が開発したものを、入出力周りの環境を新たに作ることにより、シミュレーションコアとして開発整備したものです。
また、プロセス工程全体のシミュレーション結果に、異常信号を重畳し、ウエーブレット展開（ウエーブレッ
ト関数を用いた周波数−時間領域での固有関数展開手法）を利用した時間・周波数分解手法を適用しました。この結果、図１１-４に示すように、プロセス信号の異常検出を効率的に実施することができ、施設運転時の信号監視
方法の事前検討が可能となりました。このために用いる
コアは、「多変量・多スケールコア」と称しており、２００７
年度に新たに開発した機能です。
今後、保障措置機器の最適化，バーチャルエンジニア
リング等の機能を開発中で、多種類のコアから構成される保障措置システムシミュレータを用いて、今後の施設設計に反映する予定です。

●参考文献
Suzuki, M. et al., Development of Safeguards System Simulator, Proceedings of 15th International Conferene on Nuclear Engineering (ICONE15),
Nagoya, Japan, 2007, ICONE15-10297, in CD-ROM.
Suzuki, M. et al., Numerical Consideration for Multiscale Statistical Process Control Method Applied to Nuclear Material Accountancy, Journal of
Nuclear Science and Technology, vol.43, no.10, 2006, p.1270-1279.
未来を拓く原子力 ２００７93 
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
 !"#$%& '()敦賀本部「もんじゅ」は、これまで二次系温度計の交換・撤去
工事、ナトリウム漏えい対策工事などの改造工事を行ってきました。本体工事（〜２００７年５月）に続いて、改造
設備の性能・機能を確認する工事確認試験、プラント全体の機能を確認するプラント確認試験を行う予定です。
なお、改造工事編に引き続き、「運転等において想定される事故・トラブル事例集（試案）」を作成しました。プ
ラント確認試験以降に想定される事故・トラブル１１８件について、一件ごとに、その概要，発生後の対応，事前防止対策などを記述しています。「ふげん」は、２００６年１１月に廃止措置計画の認可申請を行い、原子炉廃止措置研究
開発センターに組織を変更し、廃止措置技術の開発を行っていきます。
東海研究開発センター 原子力科学研究所
原子力研究開発のCOEとして、研究炉，タンデム加速器，臨界実験装置，核燃料物質使用施設等の安全・安定な運転を行うとともに、多様な利用ニーズに応えるた
め、関連の技術開発を実施しています。
技術開発の一例として、研究炉を用いた悪性腫瘍等の治療法としてホウ素中性子捕捉療法の高度化開発を進めていますが、２００６年度には座位体位での照射に対応できる患者セッティング技術を確立し、肺がん患者等の治療が可能になりました。その結果、２００５年度の１２回を上回る３４回の照射治療が実施されました。また、放射線計測の信頼性を確保するため、国家標準とトレーサブルな放射線校正場の開発を進めています。放射線校正設備については機構外施設共用を２００６年１１月より実施しています。

「もんじゅ」の運転等において想定される事故・トラブル事例集（試案）（https://www.jaea.go.jp/04/turuga/cases/）

改造１５周年を迎えて利用が活発化するJRR-３ビームホール

東海研究開発センター 核燃料サイクル工学研究所
再処理技術開発センターにて「ふげん」使用済燃料（１
１．
７t 、うちMOX燃料約２．
５t ）を用いた再処理試験を実施しました。また、プルトニウム燃料技術開発センター
にて「もんじゅ」用低密度ペレットの製造条件等を把握するための試験を実施しました。
この他、再処理技術開発センターにて２００２年３月２０日に着工した低放射性廃棄物処理技術開発施設（LWTF）
は、２００６年９月１５日に竣工し、試験運転（コールド試験）を開始しました。
低放射性廃棄物処理技術開発施設（LWTF）

94 未来を拓く原子力 ２００７

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

J-PARCセンター
J-PARC（大強度陽子加速器施設）では、３基の加速器の建家建設が竣工し、機器の搬入，試験が進められています。中でも２００７年１月２４日、最初の加速器であるリニ
アックで、陽子を発生させて加速し、当初の目標である
１８
１MeVまでの加速に成功しました。２００７年度中には次の加速器である３GeVシンクロトロンと５０GeVシンクロ
トロンでも陽子の加速を行い、２００８年１０月の施設稼働開始を目指しています。

J-PARCの初段加速器リニアック

大洗研究開発センター「常陽」と照射後試験施設を用いたFBR用高燃焼度燃料やマイナーアクチニド含有燃料等の開発、FBRの経済性向上等に係るナトリウム試験等、HTTRを用いた安全性実証試験、IS法（高温ガス炉用）やハイブリッド法（高速炉用）による水素製造技術開発を進めました。照射関連では、２０１１年度の再稼動に向けJMTRの改修が決まりました。また、「常陽」は永年にわたるFBR開発への功績が認められ米国原子力学会からランドマーク賞を受賞しました。更に、大洗わくわく科学館については、入場者数が１００万人を突破するとともに地域への原子力を含めた科学教育に貢献しました。

ランドマーク賞認定プレート

永田敬 大洗研究開発センター所長（左側）Harold F. McFarlane 米国原子力学会会長（中央）鈴木惣十 高速実験炉部長（右側）那珂核融合研究所
私たちは、核融合研究開発部門と一体となって核融合
エネルギーの実用化を目指しています。２００６年１１月のITER（仏に建設予定）協定締結に続き、２００７年２月にはITER計画を補完する幅広いアプローチ協定が欧州との間に締結され、その一環としてJT-６０の改修計画も緒に就きました。核融合研究開発の最前線を広く紹介するため、地元中学生や全国の高校生（スーパーサイエンスハ
イスクール等）向けの施設見学会をたびたび実施するとともに、毎年１０月には地域の皆さまを対象とした施設公開を行っています。

地域を対象とした一般施設公開

未来を拓く原子力 ２００７95

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高崎量子応用研究所
産業への応用を目指した新機能・環境調和材料，バイオ技術，量子ビーム分析の研究開発や材料・機器等の耐放射線性試験のため、４基のイオン加速器から成るイオ
ン照射研究施設（TIARA）と電子・ガンマ線照射施設を
機 構 内 外 の 利 用 に 提 供 し て い ま す。２００７年 度 は、
２６０MeVのネオンで世界で初めて径１μm以下のビーム形成を真空中で実現するとともに、プロトンマイクロ
ビーム描画により、深さ／幅比が１０以上の三次元構造の製作に成功しました。

数百MeV級重イオンマイクロビーム形成用四重極電磁石

関西光科学研究所
２００６年度科学技術振興調整費の「先端融合領域イノベーション創出拠点の形成」プログラムに提案した「『光医療産業バレー』拠点創出」がフィージビリティスタディ
として採択され、けいはんな地域（京都，大阪，奈良の三府県にまたがり、２１世紀を担う文化・学術・研究の新しい拠点）の産学連携の拠点として「光医療産業バレー」
構築に向けた活動を行いました。２００６年度から開始した
施設共用においては、大学・企業を含め５７件の利用がありました。広報関係では、施設公開を始め、地元自治体
行事への協力，サイエンスキャンプ，サイエンスセミ
ナー等を実施しました。科学館においては、来館者２０万人達成記念及び開館５周年記念式典を開催するとともに、地元教育局と協力し、やましろサイエンスフェステ
イバル，教員セミナーを実施しました。

レーザー駆動によるコンパクトな粒子線治療装置（概念図）

幌延深地層研究センター
２００６年度は、原子力発電の使用済燃料から回収した高レベル放射性廃棄物を安全に処分するための地層処分技術に関する研究のうち、国の計画に示された深地層の科学的研究（地層科学研究）や主に堆積岩を対象とした地層処分研究開発等を継続するとともに、民間研究機関及び大学等との共同研究を実施しました。
また、地下研究施設の本格的な着工、PR施設の建設なども進めました。PR施設は２００７年６月３０日に開館し、調査研究及び成果普及に関するコーナーも設置しています。

PR施設内（センターの研究開発を紹介するコーナー）

96 未来を拓く原子力 ２００７

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東濃地科学センター
高レベル放射性廃棄物を安全に処分するための地層処分技術に関する研究開発のうち、主に結晶質岩を対象とした深部地質環境の調査技術などの研究開発、地質環境の長期安定性に関する研究を行っています。
２００６年度は、瑞浪超深地層研究所において建設中である二つの立坑の底からボーリング調査などを行い、深度５００m程度までの地下の状態を詳しく把握した後、研究坑道の掘削を主立坑２００．
２m、換気立坑１９３．
６mまで進め、
深度２００mの水平坑道の掘削を開始しました。なお、瑞浪超深地層研究所は２００７年度７月で着工５周年を迎えました。
２００m予備ステージでの地質観察の様子

人形峠環境技術センター
ウラン濃縮関連施設等の廃止措置技術として、七フッ化ヨウ素ガスによる乾式系統除染技術を開発しました。
この技術を原型プラントに適用し、２００８年度の終了を目指して、現在系統除染を継続して実施しています。また、使用済遠心分離機の除染技術として希硫酸による湿式化学除染技術の開発を継続して行っています。
鉱山跡措置関係では、跡措置に必要な地下水理のデー
タ採取等を実施するとともに、方面捨石堆積場の捨石を原材料の一部として使用する、レンガ加工工場の建設準備を開始しました。

分解・分別

除染可能？
No

超音波洗浄装置

遠心分離機
約6,000ton

Yes

化
学
分
離
処
理

【遠心分離機処理技術開発の目的】●核不拡散のための情報消滅●放射性廃棄物の低減

汚
染
検
査

機
微
情
報
消
滅

再
利
用
・
産
廃
処
分

機
微
情
報
消
滅

放
射
性
廃
棄
物 遠心分離機処理により処
1/10以下に低減
分（二次廃棄物）

ingot

リサイクル

技術開発課題

遠心分離機処理技術開発の概要図

青森研究開発センター
２００６年度から加速器質量分析装置の施設共用を開始
し、過去最高の炭素試料１，０９４個，ヨウ素試料５０２個を測定したほか、溶存有機物中C-１４測定など分析技術開発を進めました。原子力船「むつ」の原子炉施設の廃止措置
では物量調査等を行い、原子力科学研究所の実用燃料試
験施設において使用済燃料再処理のための再組立作業を完了し、２００６年１０月には廃止措置計画の認可を受けました。同年１１月に独立行政法人海洋研究開発機構，財団法人日本海洋科学振興財団と共催でむつ海洋環境科学シンポジウムを青森県むつ市で開催し地元への情報発信を行いました。
原子力船「むつ」の原子炉室

未来を拓く原子力 ２００７97

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


ナトリウム・水反応
生成物収納容器
空気冷却器



200

圧力逃がし弁

180

二次主循環ポンプ
圧力開放板
中間熱交換器
原子炉



160
140

圧力逃がし弁

一次主循環ポンプ

タービン

120

崩
壊 100
熱
（kW） 80
60

蒸発器

加熱器

発電機

40
20

1995年
二次系Ｃループ
Na漏えい

0：一次ナトリウム：二次ナトリウム：水・蒸気

ダンプタンク／オーバーフロータンク

給水ポンプ

図１２-１ 「もんじゅ」概要図「もんじゅ」の冷却系は、炉心の熱を取り出す一次冷却系，一次冷却系の熱を水・蒸気系に伝える二次冷却系，
そしてタービン・発電機を回すための水蒸気系の三つの冷却系で構成されています（図１２-１）。これら三つの冷却系統にはそれぞれ三つのループがあります。
「もんじゅ」では、運転再開に向けた改造工事を２００５年
３月より開始しました。改造工事の主な内容は以下のとおりです。
１．二次主冷却系温度計の交換・撤去
２．ナトリウム漏えいに対する改善
３．蒸発器ブローダウン性能の改善
上記改造工事を始めるに当たり、改造工事期間短縮の検討の一環として、二次系のナトリウムをすべてタンクへ抜き取り、一次系の１ループで炉内のナトリウムを循環させるという一次冷却系単独運転を検討しました。
一次冷却系単独運転の主な実施条件として次の二つが挙げられます。第一の条件は、冷却材であるナトリウムが循環する一次冷却系及び原子炉容器での放散熱が炉心崩壊熱を大きく上回ることであり、第二の条件は、一次系の予熱ヒータで炉内ナトリウム温度を２００℃に保つことです。
第一の条件に関しては、一次冷却系での放散熱は約1995.1.1 1996.1.1 1997.1.1 1998.1.1 1999.1.1 2000.1.1 2001.1.1 2002.1.1 2003.1.1 2004.1.1 2005.1.1

年月日

図１
２-２

ナトリウム漏えい以降の炉心崩壊熱の推移

１１０〜１６０kWであり、炉心崩壊熱は解析値から２１．
２kW（図１２-２）と算出されたことから、ポンプ入熱等を考慮しても明らかに炉心崩壊熱は放散熱より少ないことが分
かりました。ここで、炉心崩壊熱の評価は直接測定する手段がないため、解析コードFPGS９０を使用し、放散熱の評価にはHVAC法を用いました。HVAC法とは、換気空調設備の熱交換器出入口温度の試験データから求められる放散熱量に対し、熱交換器がカバーする部屋に対する設計上の比を使って、評価すべき箇所の一次系の放散熱を求めるものです。
第二の条件については、予熱ヒータの効率及び中間熱交換器からの放熱を考慮すると、通常温度設定のままの一次系の予熱ヒータのみで炉内ナトリウム温度を２００℃に保つことが容易ではないため、一次冷却系単独運転に関与する換気空調設備による放散熱を抑制し、一次系の予熱ヒータの温度設定を変更することにより、一次系の予熱ヒータ投入量を増加させました。これらの検討及び措置により、一次冷却系単独運転を実施することができました。
一次冷却系単独運転の実施によって、目的であった工期短縮に加え、放散熱の抑制による、発電所内の消費電力量の削減になりました。

●参考文献
Goto, T. et al., One-loop Operation of Primary Heat Transport System in MONJU during Heat Transport System Modifications, Proceedings of
14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE14), Miami, USA, 2006, ICONE14-89242, in CD-ROM.

98 未来を拓く原子力 ２００７



 






180度偏向電磁石

N
10-6

ビーム電流
モニタ

静電Ｑレンズ

前段加速管

ビーム電流
モニタ

入射90度
偏向電磁石
主加速管
ターボ分子ポンプ

タンデム加速方式
高電圧端子内入射装置

Ne
Ar

ビ
ー
ム
強
度
︵ 10-7
粒
子
ア
ン
ペ
ア
︶
10-8

Fe

Xe

Kr

改造

後

改造前

0

30

60

90

原子番号

イオン源
イオンビーム

図１２-３ 高電圧端子内重イオン入射器のビームライン
タンデム加速方式と両立するように開発した重イオン入射装置です。イオン源から生成されたイオンビームは入射９０度偏向電磁石と１８０度偏向電磁石により折り返して主加速管に導かれ、最大２０MVの加速電圧により接地電位に向けて加速されます。

図１２-４ 重イオン入射装置から加速できるイオン種とビーム
強度
丸印は実際に加速されたイオンビームのデータです。縦軸はビーム電流値をイオン電荷で割った値でありイオンビームの数に比例します。新たに希ガスの加速が可能となり、ビーム強度は改造前の約２倍から１０倍に増強できています。

私たちは、タンデム加速器により重イオンを高エネル
ギーに加速し、標的の原子核と衝突させることで超重元素の合成過程や核構造、合成した超重元素の化学研究を行っています。またイオンビームのエネルギーは原子炉
燃料体中での核分裂片エネルギーと同じであるため、それら燃料体の照射研究にも利用されています。超重元素の合成には、その寿命の短さと生成量の少なさのために、照射研究には原子炉内と同等の粒子密度を得るために、高強度の重イオンビームが必要不可欠となります。
タンデム加速器は負イオンを正の高電圧端子に向けて加速し端子内で炭素薄膜により電子を剥ぎ取って正の多価イオンに荷電変換し、再び接地電位に向けて加速する
ことで効率の良い加速を行っています。しかし、荷電変換に炭素薄膜を使用するために薄膜の消耗が激しく、大電流の重イオンビーム加速には適していません。したがって炭素薄膜を用いない加速方式でもビーム提供を可能にするため、高電圧端子内に永久磁石型電子サイクロ
トロン共鳴（ECR）イオン源を設置し、生成した正の多価イオンを直接接地電位に向けて加速する重イオン入射装置（図１２-３）の開発に取り組みました。更に炭素薄膜
通過後よりも高い電荷のイオンをECRイオン源により生成することでエネルギー増強も可能となります。
高電圧端子は５．
５気圧の加圧絶縁ガスに覆われ、最大２０MVの電圧を発生する過酷な環境であるので入射装置には高い耐圧・耐放電性能が必須となります。装置を構成するイオン源やビームライン機器，各種電源，真空排気装置は、設置前に加圧環境下での開発試験によって耐圧性能を確保しました。また高電圧の放電による故障や誤作動を防止するために、光ファイバーを用いた新しい制御通信システムの考案や独自の回路設計、厳重なシールドを施した機器配置を行いました。イオン源から希ガ
スイオンを生成するために希ガスを真空中に導入します
が、希ガスは不活性ガスであるため従来のイオンポンプ
では吸着排気できないため、新たにターボ分子ポンプとロータリーポンプも開発しました。加圧環境なのでポンプの排気を加圧ガス中に放出できないため、専用の排気容器に溜め込む機構を考案し、異常が発生した場合でも高真空の保持が可能となっています。
図１２-４はこの入射装置から実際に加速されたイオン
ビームの種類と強度を示しており、希ガスのイオンビー
ムが新たに利用可能となり強度も約２〜１０倍となりました。Xeイオンでは最高３００MeVのエネルギーに達し、
５０〜３００MeVの広範な領域で任意のエネルギーのビームが利用できる唯一の加速器となりました。また得られたイオンビームは炭素薄膜との衝突によるエネルギーの広がりやビームの発散が生じないため、タンデム加速方式に比べ格段に品質が向上しました。
ビーム強度の増強により超重元素の合成だけでなく、軽水炉燃料体中での核分裂片であるKr，Xeのエネルギー領域のビームが利用でき、燃料体に与える照射効果の研究により原子炉燃料の高燃焼度化の開発研究などが可能となります。

●参考文献
Matsuda, M. et. al., Rearrangement of In-terminal ECR Ion Source Injector, JAEA-Review 2006-029, 2006, p.14-15.
未来を拓く原子力 ２００７99

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

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

制御棒駆動機構
外部容器

原子炉プール

実験孔
実験用燃料

1,250

中性子検出器
内部カプセル
照射カプセル

炉心
φ200（単位：mm）

図１２-５ NSRR原子炉本体立面図
原子炉プールの底に設置された炉心に照射カプセルを挿入して照射実験を行います。

図１２-６ X-IV型大気圧水カプセルの概略図
内部カプセルと外部容器からなる二重容器です。
内部容器の中に水とともに燃料を装荷します。

NSRR（図１２-５）は、反応度事故時の燃料挙動を解明
する炉内実験のために建設された原子炉で、１９７５年６月に初臨界に達しています。NSRR実験は、未照射の原子
炉燃料を実験対象として開始され、その成果は発電用原
子炉の安全審査に役立てられています。近年、原子炉燃料の使用期間の長期化のために、燃焼の進んだ燃料に関する安全データが求められるようになり、現在は、高燃焼度燃料に関する実験が中心となっています。
NSRRではこれまで、未照射燃料や照射済燃料の実験を進めてくる中で、様々な実験条件にあわせて多くの照射カプセルを開発してきました。現在は１８種類の照射カプセルが存在します。そのうち照射済燃料用大気圧水カ
プセル（X-IV型大気圧水カプセル、図１２-６）を２００６年に製作しました。
X-IV型大気圧水カプセルは照射済みの実験用燃料を使用することから、破損した実験用燃料からの核分裂生成物の放出を防止しなければなりません。そのため発電用原子炉の圧力容器相当の安全性が要求されますが、一方で、実験用燃料への中性子照射量を確保するために、できるだけカプセルの肉厚を薄くする必要があります。そこで、X-IV型大気圧水カプセルは、カプセルを内部カプ
セルと外部容器の二重容器にし、内部カプセルについて
は燃料付近の肉厚をできるだけ薄くし、より高い応力の発生する上部の肉厚を厚くすることで、万が一にも核分裂生成物がカプセルの外へ放出しないような強度と中性子照射量の確保の両立を図っています。なお、これまで
は「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準（告示５０１号）」に準じて強度評価を実施してきましたが、今回は最新の技術知見を反映した「日本機械学会 発電用原子力設備規格 設計・建設規格（JSME S NC１２
- ００５）」を準用し、再度強度評価を行い十分な強度を有していることを改めて確認しました。
X-IV型大気圧水カプセルは、現在までにも数十体を製作しており、多くの実験に使用された実績があり、その研究成果は原子力発電所の設計や安全審査に反映されています。今後も反応度事故条件下での高燃焼度燃料のより正確な破損挙動の解明に協力するため、炉内実験を進
めていきます。

●参考文献
村尾裕之ほか, 日本機械学会発電用原子力設備規格に基づくX-IV型大気圧水カプセルの設計, JAEA-Technology 2006-062, 2006, 32p.

100 未来を拓く原子力 ２００７



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


（a）1955年
80

3（137Cs）

Bq/m
mBq/m3（239, 240Pu）
1,000
表
層
海
水
中
放
射
性
物
質
濃
度

2→
↓1

Cs-137計算値（Bq/m3）
Cs-137観測地（Bq/m3）
Pu-239, 240計算値（mBq/m3）
Pu-239, 240観測地（mBq/m3）

60
40
20

緯
度

0
-20
-40

100

-60
-80
0

10

20 40 60 80 100 120 140 160 180 200 220 240 260 280 300 320 340 360

経度（b）1965年
80
60

0

40
20

0.1
1945 1955 1965 1975 1985 1995 2005 2015 2025 2035 2045
西暦（年）

緯
度

0
-20
-40
-60

図１２-７ 東海沖で採取された表層海水中セシウム１３７（１３７Cs）及
２３９，２４０Pu）濃度の経年変化
びプルトニウム２３９，２４０（
１９４５年 か ら１
００年 間 の 東 海 沖 表 層 海 水 中１３７Cs（青）及 び２３９，２４０Pu（赤）濃度経年変化をLAMERによって計算したものです。線が計算値、○印が私たちによる東海再処理施設周辺での環境モニ
タリングデータで、これらは良く一致していることが分かります。また、データのない過去，将来の濃度予測ができます。１
は１９５４年頃のビキニ・エネウェトク環礁での核実験の影響、２は１９７８年、１９８０年の中国核実験による局所的影響です。計算値の揺らぎ（特にPu）は、統計的なものであり、現象としてこのようなゆらぎが実際にあるわけではありません。

図１２-８ LAMERによって算出した表層海水中１３７Cs濃度分布の経年変化
ビキニ周辺で大気圏内核実験の始まった１９５５年（a）にはビキニ
周辺の１３７Cs濃度が高いが、その後黒潮による輸送及び旧ソ連による大気圏核実験のフォールアウトによって、１９６５年（b）には
北太平洋全体に拡散する様子が再現されました。

事故などにより核燃料サイクル施設から液体放射性廃棄物が海洋に放出された場合、放射性物質（１３７Cs，２３９，２４０Pu
等）がどのように拡散するかを知ることは、施設からのリスクの評価及び将来の地球環境の保護の観点から必要です。私たちは、海洋環境放射能による長期的地球規模リスク評価モデルLAMER（Long-term Assessment
ModEl of Radionuclides in the Oceans）を開発しており、LAMERを構成するモデルの一つである地球規模の広域
拡 散 モ デ ル に つ い て、大 気 圏 内 核 実 験 か ら の１３７Cs及び２３９，２４０Puフォールアウト（放射性降下物）を用いて検証を行いました。
LAMERは、数時間から数十年の海洋拡散挙動を計算するPartAと、濃縮係数，海産物摂取量，線量換算係数などを考慮して、各地域における海産物摂取によるリスクの評価を行うPartBで構成されます。今回、開発・検証したのはPartAの広域拡散モデルで、核燃料サイクル施設
からの液体放射性廃棄物による長期的かつ地球規模での海洋環境影響評価を行うためのものです。広域拡散モデ
ルに要求される仕様としては長期的（数十年間）な地球規模の評価が可能であり、溶解性のCsだけでなく、非溶解性のPuの評価が可能なことが挙げられます。これを満たすために、海洋大循環モデルによる三次元流速場（緯度・経度方向２度毎、鉛直１５点における緯度・経度・
鉛直方向の流速）の算出、移流拡散モデルによる溶解性物質の水平・鉛直移行計算、スキャベンジングモデルによる非溶解性物質の鉛直移行計算ができるようなプログ
ラムを作成しました。
このように作成した広域拡散モデルのシミュレーショ
ン精度を大気圏内核実験からのフォールアウトを用いて検 証 し た と こ ろ、他 機 関 に よ り 報 告 さ れ て い る 海 水
０％以上の地点で、計中１３７Csの鉛直分布１５２地点のうち、８算値は観測値と一致を示しました。また、東海再処理施
設周辺での環境モニタリングから得られたデータとも良く一致し、フォールアウトの影響であることも確認されました（図１２-７）。フォールアウトによるバックグランドの将来予想もできるので、海洋における新たな人工放射性物質の監視にも役立ちます。また、図１２-８のように、海洋に添加された放射性物質が海流によりどのように拡散していくかを可視化により把握することも可能になりました。

-80
020 40 60 80 100 120 140 160 180 200 220 240 260 280 300 320 340 360

経度
Bq/m3
0

1

3

5

10

15

20

30

50

100 1,000●参考文献
Nakano, M., Simulation of the Advection-Diffusion-Scavenging Processes for 137Cs and 239, 240Pu in the Japan Sea, Radioactivity in the Environment,
vol.8, Elsevier, 2006, p.433-448.
未来を拓く原子力 ２００７101



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 







6

6

Maxwell-Eucken式

600℃
5

1+β p
λ0 =λ
1- p

800℃
1,000℃
1,200℃

4
熱伝
導率（W/m/K） 3



フォノン伝導モデル
λ0 ：100%TDの試料の熱伝導率
λ ：気孔率pの試料の熱伝導率
p ：気孔率（p=（ρth-ρ）/ρth）
ρth：100%TDの試料の密度
ρ ：試料の密度

1,400℃

λ=

5

1
A+BT

λ ：熱伝導率

1,000

1,200

T ：温度
A,B：係数熱伝4
導率（W/m/K）
3

2

2

1
80%

1
400

0.7%Am30%Pu-MOX
2%Am30%Pu-MOX
3%Am30%Pu-MOX

85%

90%

95%

100%

理論密度比（%TD）

600

800

1,400

1,600

温度（℃）

図１２-９ 熱伝導率の密度依存性シンボルで示す実験値は密度の低下とともに熱伝導率が低下
す る 傾 向 に あ り ま す。ま た、実 線 で 示 さ れ て い るMaxwellEucken式を用いた計算値は実験値の密度の依存性を良く表しており、Maxwell-Eucken式によって熱伝導率の密度補正が８５〜９５％TDの範囲で可能であることを示しています。

図１２-１
０ 熱伝導率のAm含有率依存性シンボルで示す実験値はAmの含有率の増加とともにわずかに低下する傾向にあります。フォノン伝導モデルによる評価の結果、係数ＡにAmの影響を考慮することによって実線で示される計算値が実験値を表せることを確認しました。

次世代の核燃料サイクルシステムにおいて、現在の知見で最も実現性が高いとされている原子炉の候補は酸化物燃料を用いたNa冷却高速炉であり、その実用化を目指した研究開発が実施されています。高速炉から熱を取り出す際は、炉の出力を上げるほど多くの熱量を取り出すことができるため、設計において燃料を溶融させずに高い出力で運転ができるように炉や燃料の特性を考慮した評価を行います。これらの特性については信頼性の高いデータを採用することによって、より合理的な設計を行うことができるようになります。燃料の熱伝導率は燃料設計において非常に重要な熱物性値の一つです。
高速炉燃料であるPuとUの混合酸化物（MOX）の熱伝導率はその密度や酸素／金属比（O/M比）等によって変化します。燃料の密度は炉の特性等によって異なり、「もんじゅ」では燃料製造時に燃料の気孔率を制御し、理論密度比を約８５％TDとした低密度燃料が使用されています。更に、燃料再処理から炉への装荷までの期間が長期化すると燃料中のPu-２４１の崩壊によりAmが数％まで蓄積するため、熱伝導率に影響する可能性も考えられます。
本試験では燃料の熱伝導率に関して、Pu含有率約３０％のMOX燃料について温度範囲６００〜１，
５００℃における熱伝導率の密度依存性（８５〜９５％TD）及びAm含有率依存性（０．
７〜３％）について評価しました。MOX燃料の熱伝導率における密度依存性について図１２-９、Am含有率依存性について図１２１- ０に示します。これらの影響について解析を行った結果、熱伝導率の密度及びAm含有率の影
響を理論的に示すことができました。
これまでのMOX燃料の熱伝導率に関してはPu含有率
２０％以下，密度９０％TD以上，O/M比２．
００〜１．
９６の範囲
での報告がありますが、今後の高速炉燃料における熱伝導率を評価する上においては十分とはいえず、更にAm
含有率依存性についての報告はありませんでした。本試
験結果によって密度依存性についてはその範囲を８５〜
９５％TDとし、これまでよりも広い範囲での評価を行い、また、得られた評価式がもんじゅ燃料のような低密度燃料に適用できることを確認しました。Am含有率に関してはこれまでに影響評価がされておらず、本研究において初めて明らかにされました。この結果、熱伝導率に対するAm含有率の影響は低Am含有率領域においてはわず
かであることを確認しました。また、現在温度範囲については２，０００℃までの測定、O/M比依存性については
１．
９１までの測定と、これらの測定範囲についてもこれまでよりも拡大して熱伝導率の測定を行い、今後の高速炉
燃料の特性評価に対応するために総合的な試験を進めて
います。

●参考文献
Morimoto, K. et al., Thermal Conductivities of (U, Pu, Am)O2 Solid Solutions, Journal of Alloys Compounds, vol.452, issue 1, 2008,
p.54-60.

102 未来を拓く原子力 ２００７

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





04
64

ラッパ管

C4

燃料ピンの曲がりは、左図に示す集合体の中心列に装荷された燃料ピンについて測定しました。
CTによる実測値
計算コード

700

燃料ピン

600

図１２-１２ 照射済燃料集合体の三次元Ｘ線CT画像｢常陽｣で照射した燃料集合体の横断面Ｘ線CT画像を合成して作成した画像。燃料ピンが整然と配置されていることなどが目視で確認できます。

燃
料 500
ピ
ン
下 400
端
か
ら 300
の
距
離 200
（mm）

炉
心
燃
料
部

100
0

C4

A8

88

64

40

20

04

燃料ピンNo.と変位量
0.5mm

スペーサ
ワイヤ

図１２-１１ 高速炉燃料集合体の概略図
高速炉燃料集合体では燃料ピンバンド
ルの外側をラッパ管で覆う構造となっています。

高速炉燃料集合体に装荷された燃料ピンは、高燃焼度化に伴い、熱湾曲，スペーサワイヤ（以下、「ワイヤ」）との相互作用，バンドル−ダクト相互作用（BDI：
Bundle-Duct-Interaction）挙動により、照射中に曲がりが発生することが予測されます。集合体に装荷された状態
での燃料ピンの曲がりは、外側にラッパ管があるため（図１２１- １）、これまで直接測定することはできませんでした。そこで私たちは照射した大型・長尺の高速炉燃料集合体についてラッパ管等を壊さずに燃料ピンの状態を検査するためにＸ線CT（Computed Tomography）技術を利用した照射後試験技術を確立し、照射した集合体の健全性の確認等を行ってきました（図１２１- ２）。
本研究では、｢常陽｣で照射した炉心燃料集合体（最高燃 焼 度７８GWd/t）の Ｘ 線CT試 験 を 軸 方 向２
０断 面 に ついて行い、得られた横断面CT画像の画素データから燃料ピンの中心座標を定量化し、それらを軸方向に合成することによって燃料ピンの曲がりを測定しました（図１２１- ３）。これらから、すべての燃料ピンでワイヤピッチに沿った軸方向の曲がりが明確に認められました。また、集合体の外周に装荷された燃料ピン（図中、C４及
び０４ピン）の曲がり傾向は、内部の燃料ピンと比較すると大きく、ラッパ管側へ変位していることが確認されました。
燃料ピンの曲がりは、熱湾曲，ワイヤとの相互作用，
BDI挙動により発生することが予測されますが、このう

図１２-１３ 燃料ピンの曲がり測定結果と解析値との比較
横断面Ｘ線CT画像から求めた燃料ピンの曲がり測定
結果。外周に装荷された燃料ピンの曲がりが大きい
ことが分かるとともに、解析による予測値と一致しています。

ちBDI挙動に起因した曲がりは、照射量が低いことから本集合体では発生していないと考えられます。そこで、
熱湾曲及びワイヤとの相互作用による燃料ピン曲がりについて詳細に検討しました。
熱湾曲は、集合体の外周に装荷された燃料ピンにおいて、ラッパ管側とピン束側で冷却材温度が異なるため、熱膨張差によって生じる現象です。計算コードを利用した解析では、燃料ピンが炉心燃料部上端付近で約０．
２mm
ラッパ管側に変位すると予測されました。
ワイヤとの相互作用による燃料ピンの曲がりは、巻き付けられているワイヤの張力により発生します。計算
コードを利用した解析により、この曲がりは約０．
１６mm発生していると予測されました。
熱湾曲及びワイヤとの相互作用による燃料ピンの曲がり解析結果を合成し、図１２１- ３に赤線で示します。Ｘ線
CT試験による実測値と比較した結果、燃料ピン曲がりの傾向はほぼ一致しました。
非破壊試験で取得した横断面CT画像から、ラッパ管付きの状態における軸方向の燃料ピン曲がり挙動を定量的に明らかにするとともに、計算コードにより外周燃料
ピンの曲がり挙動を再現することが可能となりました。
これにより照射中やワイヤピッチの異なる燃料ピンの曲がり挙動等も把握できる可能性があることが示唆されま
した。

●参考文献
Katsuyama, K. et al., High Energy X-ray CT Study on the Central Void Formations and the Fuel Pin Deformations of FBR Fuel Assemblies,
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, vol.255, issue 2, 2007, p.365-372.
未来を拓く原子力 ２００７103

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
730

RIMS

温度変化（＞10℃）

カバーガス採取設備
OLGM



温

温度計
（熱電対）

710

度
（℃）690

試料破断
670
1：00

破断した試料から放出され
た内封ガス

2：00

カバーガス
MARICO-2
炉心

4：00

5：00

図１２-１５ 試料破断検知用温度計による試料破断時の温度変化の測定結果
熱電対の温度信号が約１０℃上昇し、試料の破断検知に成功しました。
200

129Xe

タグガス
No．

150

図１２-１４ 炉内クリープ破断試験における試料の破断・同定のための装置
試料の破断検知は、熱電対により温度の変化を測定するとともに、OLGMによりタグガスの放射化核種を検出することにより行います。破断した試料の同定は、カバーガスを採取し、RIMS
によりカバーガス中に移行したタグガスの同位体組成を分析することにより行います。

3：00

経過時間（h）

イ
オ
ン 100
強
度
（mV） 50

128Xe
126Xe

0
108

132Xe
131Xe
130Xe

124Xe

109

110

134Xe
136Xe

111

イオンの飛行時間（μs）

112

１
２
３
４
５
６
RIMS測定結果

Xe同位体の組成比（１２９Xeに対する比）
１２６Xe
１３１Xe
１３２Xe
０．
６３２
０．
８９６
０．
８９１
０．
０６９
０．
１０１
０．
２９８
０．
２０９
０．
８９０
０．
１０１
０．
６３０
０．
３０１
０．
１０１
０．
６２９
０．
１０２
０．
８９２
０．
０７１
０．
８８８
０．
８８９
０．
０６５

０．
０９９

０．
２９５

図１２-１６ RIMSによるカバーガス中のタグガスの同位体分析結果
RIMSにより良好な測定結果を得、この例ではタグガスNo.２に同定されました。

酸化物分散強化型鋼（ODS鋼）と呼ばれる新材料は、
従来のステンレス鋼よりも高温強度と耐中性子照射性に優れ、将来のFBR用燃料被覆管の候補材として開発が進められています。このODS鋼が、実用化を想定した
ナトリウム中での中性子照射環境において、燃料使用末期の高温、かつ、高い内圧条件で塑性変形（クリープ
変形）により破断するまでの時間を測定し、ODS鋼のクリープ破断強度を評価する試験を、「常陽」で実施しました。
このクリープ破断時間は温度に大きく依存するため、高精度な試験を実現できるよう温度制御型材料照射装置（MARICO）を開発し、その２号機（MARICO-２）を用いて、ODS鋼の炉内クリープ破断試験を実施しました。試験には、ヘリウムを内封して最大で２２MPaの内圧をかけた２４個の密封円筒型のODS鋼製試料を用い、これらの試料をMARICO-２に装荷して、「常陽」の炉心内に挿入し、試料の温度を±４℃で一定に制御して、中性子を照射しました。
試料がクリープ破断するまでの時間を測定するためには、試料がいつ破断するかを確実にとらえ、かつ、どの試料が破断したかを正確に同定する必要があります。このために、まず、試料を装てんしたキャプセルの温度を測定して、その変化により試料の破断を検知しました。
試料は、６〜８個ずつキャプセルに装てんされており、キャプセルの上部に試料の破断検知専用の熱電対を設置しました。試料はナトリウム中で照射されています
が、これが破断すると内封されていたヘリウムガスが気泡状に放出され、熱伝導率が変化して温度が上昇します。この温度変化を検出し、試料の破断を検知できました（図１２１- ４，図１２１- ５）。
また、試料に内封したヘリウムガスに、試料によって同位体組成比を変えたキセノン，クリプトンの混合ガス（タグガス）を数cc添加しておきました。タグガスは、試料内で中性子照射により放射化しますが、試料の破断によりナトリウム中に放出され、原子炉容器内のナトリウ
ムを覆うアルゴンカバーガス空間に移行するので、カ
バーガス中の放射能濃度を連続監視するカバーガス・オ
ンラインγ線モニタ（OLGM）により、タグガスの放射化核種を検出して試料の破断を検知できます（図１２１- ５）。
試料の破断を検知したら、カバーガスを採取し、極微量同位体分析技術として開発してきたレーザー共鳴イオン
化質量分析法（RIMS）を用いて、カバーガス中のタグガスの同位体組成を分析することにより、破断した試料を正確に同定できました（図１２１- ４，図１２１- ６）。
この試験は２００６年４月から２００７年５月まで実施し、２４個のODS鋼試料のうち、１４試料の破断のすべてを検知・同定しました。本試験の結果は、FBR実用化に向けた重要課題の一つである高性能燃料の開発に大きく寄与することが期待されます。

●参考文献
Ito, C. et al., In-pile Creep Rupture Experiment of ODS Cladding Materials in the Experimental Fast Reactor Joyo, Proceedings of the 15th
International Conference on Nuclear Engineering (ICONE15), Nagoya, Japan, 2007, ICONE15-10226, in CD-ROM.

104 未来を拓く原子力 ２００７

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
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

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

1.4

詳細モデル

1.2

燃料棒

BP
（反応度調整材）（9.9%燃料）

規
格 1.0
化
中
性 0.8
子
束 0.6
︵
熱
群 0.4
︶
（−）

詳細モデル
（3.4%燃料）黒鉛 詳細モデル 燃料

0.2

0.0

図１２-１８ BP周 り の 中 性
子束分布の比較詳細モデルでは燃料の濃縮度による差が現れてい
ます。

BP棒
0

5

10

セル半径（cm）
5.0

詳細モデル
測定値

4.0

過
剰 3.0
反
応
度 2.0
（%Δk/k）
1.0

原子炉

燃料ブロック

0.0

0

50

100

150

200

250

燃焼日数（EFPD）

図１２-１７ HTTRの燃料ブロック
HTTRの炉心は燃料ブロックの積層構造であり、燃料ブロック
は黒鉛ブロックに燃料棒と中性子を吸収するBP棒が装荷されています。

図１２-１９ 過剰反応度の測定値と詳細モデルによる測定値の比較
詳細モデルによる結果は、測定値と同様にほぼ一定の値を示しておりその差も１%Δk/k以内です。燃料の燃焼とBPの燃焼による反応度変化がほぼ釣り合っていることを示しています。

高温ガス炉は、その固有の安全性と高い出口温度を活かした水素製造等の多目的利用，高効率発電等の特徴か
ら、次世代の原子炉の一つとして世界的に注目されています。HTTRは、我が国初の高温ガス炉として大洗研究
開発センターに建設され、２００４年に世界初となる原子炉
出口冷却材温度９５０℃を達成しました。
HTTRの燃料ブロックは、六角柱状の黒鉛ブロックに３３本の燃料棒を挿入したものであり、更にその角の部分に２本のBP（反応度調整材）棒を挿入しています。HTTRの炉心はこの燃料ブロック１５０体を積み重ねて構成しています（図１２１- ７）。
HTTRでは、燃料温度を制限値以下に保ちながら出口
温度９５０℃を達成するため、１炉心の燃焼期間（６６０日）
にわたって炉内の出力分布の形をほぼ一定に保つよう、燃焼期間を通じて制御棒を炉心にあまり挿入せずほぼ一定の位置に保つ必要があります。そのため、燃焼期間中の反応度の変化はBPで吸収するようにしていることから、BPの燃焼挙動を正確に評価することはHTTRの運転
管理上非常に重要です。
HTTRの臨界試験の結果から、過剰反応度が予測値より低いことが明らかとなりました。この予測精度の向上のためのモデル改良が行われましたが、その中で、BP棒の周りに黒鉛を配置し、その外側に燃料を配置するという、実際の形状を考慮した詳細なBPの評価モデル（詳細モデル）の開発が行われました（図１２１- ８）。その結果、HTTRでは３．
４wt％から９．
９wt％の燃料を用いていますが、BP棒の周りに存在する黒鉛によって、燃料の濃縮度によってBPの効果が異なることを明らかにしました。このモデルを用いることにより、燃料の濃縮度の違いによるBPの効果を正確に評価でき、過剰反応度を精度良く評価することができました。
更に、BP棒周りの中性子束分布は燃焼に伴い大きく変化することから、燃焼解析に用いることができるようモデルの改良を行い、測定値との比較を行いました（図１２１- ９）。その結果、解析値は燃焼期間を通じてほぼ一
定の過剰反応度となり、測定との差は小さいことを明らかとしました。このことから、BPの燃焼による反応度
効果の変化を模擬できていることが明らかとなりました。これに加えて、軸方向の出力分布もより正確に評価できることが明らかとなりました。
このモデルによって、燃焼が進んだ状態でも十分な精度で解析が行えることが明らかになりました。このことから、より高い燃焼度の炉心の設計が可能となり、高温ガス炉の燃料経済性等の向上に寄与することが期待されます。今後は更に燃焼が進んだ状態のデータを蓄積し、モデルの評価精度の向上を図る予定です。

●参考文献
藤本望ほか, HTTRの反応度調整材の燃焼挙動と炉心特性の評価, JAEA-Technology 2005-008, 2006, 45p.
未来を拓く原子力 ２００７105

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（a）

（b）

5μm

20μm

図１２-２０ プロトン・ビーム・ライティング技術で製作した高分子構造体（a）格子状構造体，（b）中空構造を持つ凱旋門型構造体

露光

ビームエネルギーを変えて２段階照射
3.0MeV（１回目）

現象

三次元構造体桁部

1.2MeV（２回目）

柱部
50μm

高分子膜
（レジスト）

Si
高分子膜よりも飛程の長い3MeVの集束
プロトンビームで照射し、柱部を製作

Si
高分子膜内で止まる1.2MeVの集束プ
ロトンビームで照射し、桁部を製作

高分子溶解液で非照射の部分を除去し、立体的な三次元の構造体を製作

図１２-２１ 高分子三次元構造体の製作過程（現像によって非照射部が溶解するネガ型の場合）

高崎量子応用研究所のTIARAでは、３００万電子ボルト（３MeV）までの高エネルギープロトン（水素イオン）
ビームを磁気集束レンズ系により数１００nm径までに集束する高エネルギープロトン集束ビーム形成技術を開発してきました。イオンビームの中でも集束性が良いプロト
ンビームは、物質表面のみの微細加工に従来使用されてきた電子線に比べて大きい１００μmを超える物質内到達深度と極めて高い直進性を有します。このため、高アスペクト比の構造体が製作できます。更に、異なるビーム
エネルギーを使うことで到達深度が変えられるため、三次元中空構造体も製作することができます。これらの特徴に国内でいち早く注目し、２
００４年度から芝浦工業大学との共同研究により、高エネルギー集束プロトンビームの照射位置を制御して主に高分子膜に照射（露光）し、照射部又は非照射部を高分子溶解液で溶解（現像）する
ことで、三次元構造体を製作する微細加工技術（プロトン・ビーム・ライティング＝PBW技術）を開発してきました。
この結果、シリコン基板上に製膜した高分子膜（材料：PMMA，ポジ型：照射部が溶解）にPBWを行い、
図１２２-０（a）に示すような格子状構造体の製作に成功し、
数１００nmの加工精度を有することを実証しました。更に、この技術を応用してネガ型高分子（非照射部が溶解）のSU-８を用いて、図１
２２- １の「露光」に示すような工程でビーム径１μm，ビームエネルギー３MeV及び１．
２MeV
でPBWを行い、引き続き図１２２- １の「現像」に示す工程を行うことで、図１２２-０（b）の中空三次元構造体（凱旋門型）を 製 作 し ま し た。こ の よ う に 水 平 加 工 精 度 が 数
１００nm、加工深さが最大５０μmの三次元微細構造体の試作に成功したのは世界で初めてです。これにより、我が国におけるPBWを用いた三次元微細加工技術は、世界のトップに比肩する水準に到達しました。

●参考文献
Uchiya, N., Ishii, Y. et al., Micro-machining of Resists on Silicon by Proton Beam Writing, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research
B, vol.260, issue 1, 2007, p.405-408.

106 未来を拓く原子力 ２００７

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



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

（m）S
140

S30W S60W

W

N60W N30W

N

N30E

N60E

E

S60E

142

換気立杭
193.6m堆積岩
境界
花崗岩の堆積岩と 付近） 144
m
0
7
1
（
か こう がん主立杭（内径6.5m）

11

10

12

P.16

15

13

S
（m）
140

泥岩層

142

17

礫岩層

14

1

18

P.3

2

C-2

19

20

21

22

4

144

5

C-1

C-3
6

23

7

8

9

146

146
パイロット孔
注入孔
チェック孔

148

中間ステージ（深度500m）

S30E

たい せき がん花崗岩
換気立杭
（内径4.5m）

砂岩層

主立杭
200.2m

予備ステージ（深度100m毎）

最深ステージ（深度1,000m）

図１２-２２ 瑞浪超深地層研究所イメージとポス
トグラウチング試験実施位置
赤色部は深度１４０〜１４８m付近です。
なお、両立坑のm数は２００７年３月末現在の深度を表しています。

2孔
21孔
3孔

148

図１２-２３ ポストグラウチングの注入孔配置の概要（図１２-２２赤色部の立坑壁面の展開図）縦軸の数字は地表からの深度

表１２-１

注入領域で実施したルジオン試験等の結果

試験孔
No．

試験区間
（m）

ルジオン値
（Lu）

湧水圧
（MPa）

透水係数
（m/sec）

湧水量（L/min）

注入時期，
注入領域
との関係

P孔No．
１６

４．
６〜７．
７

２０．
１

０．
１６９

２．
７８E-０６

６．
５

注入前

５．
６〜７．
０

４．
２

０．
２１９

７．
７９E-０７

０．
０

注入後
領域内

６．
７〜９．
５

３．
１

０．
２２８

４．
２５E-０７

１．
１

注入後
領域内

１２．
０〜１４．
５

１１．
４

０．
２５８

１．
７６E-０６

１８．
０

注入後
領域外

C- ３孔

高レベル放射性廃棄物の地層処分の技術基盤を整備するため、岐阜県瑞浪市にある瑞浪超深地層研究所において深地層の科学的研究を進めています。研究は地表からの調査研究により地下の様子を予測する段階を経て、その予測結果を確かめるため実際に坑道を掘削する段階に進んでいます。研究所の建設は、２００２年７月８日に着工
し本年で５周年を迎えました。これまでに２本の立坑を約２００mまで掘削し、深度２００mの水平坑道の掘削を行っています（図１２２- ２）。
研究坑道の掘削では周辺環境への負荷の低減ととともに、湧水処理及び湧水抑制対策に関わるコストを最小限に抑えることが施工上の課題となっています。そこで湧水抑制対策の技術開発として立坑の既掘削部（深度約１４２〜１４６mの堆積岩部）を対象に試験的なポストグラウチン
グ（既に掘削された岩盤からの湧水を抑制するためにセメントなどを岩盤中に注入する技術）を実施しました（図１２２- ３）。今回実施した立坑部を対象としたポストグ
ラウチングは、世界的にもまれな技術であり、今後の立坑掘削における湧水抑制対策として必要不可欠な技術開発の一つといえます。今回の試験施工では透水試験と湧水圧試験（回復法）を行い、ルジオン値（岩盤に０．
９８MPaの圧力で注水したときの試験区間１m当たりの１分間の注入量），透水係数（岩盤中の水の流れやすさを示す値
で、単位断面積，単位時間当たりに流れる水の量），湧水
圧並びに湧水量について、グラウチング前後とグラウト
注入領域の内外で比較し、効果の評価を行いました。
その結果、グラウト注入前に比べて、注入後の注入範囲内ではルジオン値及び透水係数ともに１/５程度に低減し、湧水はほとんど認められないという結果が得られました（表１２-１）。一方、注入範囲外では明らかに注入範
囲内と比べて透水性の低減程度が低く、かつ湧水量が大幅に増加していることが分かりました。これらの結果より、今回実施した立坑を対象としたポストグラウチング
技術の考え方や実施方法は注入範囲の透水性の低減という観点から、おおむね妥当であることが確認できました。
今後の研究坑道の掘削におけるグラウチングは、大量の湧水が予想される領域では掘削前に注入を行うプレグ
ラウチングを基本として実施する予定です。しかしながら、掘削後においても顕著な湧水が継続する場合は、今回実施したポストグラウチング技術を適用しつつ、岩盤の性状等に合わせたグラウチング技術の高度化を行っていく予定です。これにより、周辺環境への負荷の低減に配慮しつつ、湧水処理及び湧水抑制対策にかかるコストの最適化を目指した研究所の建設を進めていく予定です。

●参考文献
Kuji, M. et al., Countermeasures Plan for Reducing Water Inflow into Deep Shafts at the Mizunami Underground Research Laboratory,
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering, (ICONE15), Nagoya, Japan, 2007, ICONE15-10413, in CD-ROM.
未来を拓く原子力 ２００７107

108 未来を拓く原子力 ２００７
幌延深地層研究センター

青森研究開発センター

高レベル放射性廃棄物処分研究（堆積岩系対象）を実施

原子炉施設の廃止措置や、核融合エネ
ルギー実現にむけた幅広いアプローチ
技術の基盤構築

敦賀本部「もんじゅ」における FBR サイクル
技術の研究開発，｢ふげん｣ における廃止措置研究，防災研修を実施

東濃地科学センター
高レベル放射性廃棄物処分
研究（結晶質岩系対象）を実施

東海研究開発センター
安全研究，原子力基礎工学研究，先端基礎研究，
中性子利用研究の推進，放射性廃棄物処理・処分技術研究，プルトニウム燃料加工開発，軽水炉再処理技術開発，研修事業を実施

核燃料サイクル工学研究所
原子力科学研究所

人形峠環境技術センター
ウラン濃縮関連施設の廃止措置を実施

J-PARCセンター
世界最高クラスの大強度陽子ビームを生成する加速器と、その大強度陽子ビームを利用する実験施設

関西光科学研究所
レーザーを用いた光量子科学研究や放射光科学研究を実施

高崎量子応用研究所
イオン線，電子線，ガンマ線等，荷電粒子・
RI の利用技術の高度化と実用化を目指した研究開発を実施

那珂核融合研究所

大洗研究開発センター

ITER 計画推進，核融合
プラズマ研究開発，核融合工学研究開発を実施「常陽」，照射後試験施設等を用いた
FBR サイクル実用化研究開発を実施高温ガス炉とこれによる水素製造技術の研究開発を実施    
理 事 長
副理事長
理 事

研 究 開 発 部 門
安 全 研 究 セ ン タ ー

監事

先端基礎研究センター
原子力基礎工学研究部門
量子ビーム応用研究部門

人

東

幌

森

形

濃

延

研

峠

究

未来を拓く原子力 ２００７

開

地層処分研究開発部門

発セバックエンド推進部門

109

原子力エネルギー基盤連携センター
２
００
７年９月現在

ン

環

地

深
地

関

高

那

大

西

崎

珂

洗

光

境

科

層

技

学

研

術

セ

究

学

セ

研

セ
ン

ン

タ

タ

タ

ー

ー

ー

ン
タ
ー

科

量
子

核

究
所

研

究

融

開

合

発

応
用

研

研

セ
ン

究

究

タ

所

所

ー

企

画

部

総

務

部

監

査

室

法

務

室

人

事

部

労

務

部

財

務

部

契

約

部

安
青

営

事 業 推 進 部 門敦

核燃料サイクル技術開発部門

経

研 究 開 発 拠 点

核融合研究開発部門
次世代原子力システム研究開発部門

運 営 管 理 部 門

Ｊ
︲
Ｐ
Ａ
Ｒ
Ｃ
セ
ン
タ
ー

東

究

賀

発

報

部
部

国

際

部

建

設

部

システム計算科学センター
本ン

核不拡散科学技術センター
原 子 力 研 修 セ ン タ ー

ター

括

研 究 技 術 情 報 部

開
セ

広

統

産 学 連 携 推 進 部

海
研

全

部

原子力緊急時支援・研修センター
東

京

事

務

所

◆ 表紙デザインと画像◆
色彩は日本原子力研究開発機構のロゴマークに合わせた青を基調とし、澄んだ青空から光（明るい未来）
が差 し 込 む 様 子 をイメ ージ しました 。デザイン 要 素 に 取 り 入 れて い ます「 正 六 角 形 」 は 玄 武 すな わ ち亀 の 甲 羅を表 し、長 寿 のシンボルとして古 来 より尊 ばれた紋 様 です。なお、高 速 増 殖 原 型 炉 「もんじゅ」と高 温 工 学 試
験 研 究 炉 「HTTR」の燃 料 体 も正 六 角 形 です。
画 像 は 、 東 濃 地 科 学 センタ ー 瑞 浪 超 深 地 層 研 究 所 にお ける 地 質 観 察 の 様 子 （ 左 上 ） と、 幅 広 い アプロー
チ計 画 で建 設 予 定 の超 伝 導 コイルを使 用 するトカマク型 核 融 合 実 験 装 置 JT-60SA（ 右 下 ）です。それぞれ
高 レベル放 射 性 廃 棄 物 の安 全 な地 層 処 分 技 術 と、ITER 計 画 の推 進 への貢 献 が大 いに期 待 されています。

未来を拓く原子力発
行
編 集 ・発 行

原子力機構の研究開発成果 20072007年9月
独 立 行 政 法 人 日本原子力研究開発機構

成果普及情報誌『未来を拓く原子力』編集委員会
委 員 長
小島 久雄
副委員長
宮川 俊一
委
員
中塚
亨
蕪木 英雄
橋本
裕
永目諭一郎
柴田 猛順
森
貴正
横山
淳
池田 佳隆
石川
眞
玉山 清志 永里 良彦
山口 義文
吉澤 道夫 菊地 賢司
川田 耕嗣
小嶋 拓治
印
刷
いばらき印刷株式会社

村松
健
小林 康彦
明珍 宗孝
小川 弘道
平尾 和則

■本誌及び内容についてのお問い合わせは、下記にお願いいたします。

独立行政法人 日本原子力研究開発機構
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