小無 健司

原子力発電を日本で継続するためには高い安全性を確保し，一般社会の理解を得ることが緊急の課題である。事故時の環境への影響を最小限にとどめるための方策検討の一環として，事故時の燃料挙動評価や安全性評価を精密に評価することは非常に重要であり，これらの解析において2000K以上の超高温状態での燃料や溶融体の熱的・動的挙動を解明することは，シビアアクシデント解析における最重要課題の一つである。 従来の超高温領域の燃料挙動を測定する手法では試料を超高温で一定温度に保持して物性を測定するため，「試料容器との反応」，「蒸発による試料組成の変化」等の燃料挙動解析上困難な問題が生じ，溶融体ではさらに顕著になる。本研究では短時間局所平衡状態を実現できるフィードバック制御パルス通電加熱と高周波誘導加熱を組み合わせた世界初の試料加熱技術を用いて，高温領域における上述の問題を解決した全く新しい燃料物性測定手法を確立する。 本研究の成果により，超高温状態での燃料や溶融体における伝熱/流動現象の解析が可能となり，福島第一原子力発電所事故をはじめとする事故時の燃料挙動や安全性評価の精度が向上し，事故時の環境への影響を最小限にとどめるための方策を精緻に検討することが出来るようになる。

本事業では、大学生及び大学院生等を対象に、一般の原子力発電所や東京電力福島第一原子力発電所で対応が必要となる放射性廃棄物の処理・処分に焦点を当てた講習及び実習を行い、放射性廃棄物の処理・処分分野における人材育成を行うことを目的とする。

原子力発電が今後日本社会で受け入れられるためには、高い安全性の確保とともに、長寿命放射性廃棄物を可能な限り低減し、その処分が現実的に可能であることを明らかにすることで一般社会の理解を得ることが緊急の課題である。 長寿命放射性廃棄物の地層処分の負担を低減するために多くの核変換処理方法が検討されている。その中で本提案では、既に技術が確立されつつあるNa 冷却酸化物燃料高速炉を用い、その炉心の燃料はそのままにして径方向ブランケット 領域にMA（マイナーアクチノイド）-Zr 水素化物ターゲットを配置することで核変換の効率化とともに早期実用化を目指す。

原子炉用混合酸化物燃料中の酸素格子欠陥が物性に及ぼす影響を調べるためラマン分光測定用試料を作成した。

不定比性の模擬試験体を作成しラマン分光法とXAFS測定を実施し混合酸化物燃料の実験を行う際の問題点を抽出した。

高速炉用混合酸化物燃料の物性値を分子動力学計算で予測するため、計算で用いる原子間ポテンシャルの作成を行う。作成した原子間ポテンシャルを用いて高速炉用混合酸化物燃料の格子定数、弾性定数、熱伝導率等の物性値を計算する。

ハフニウム水素化物を用いて高速炉用の長寿命制御棒を開発する。これにより高速炉の運転費を削減し経済性を高めることができる。

高速炉用混合酸化物燃料の物性値を分子動力学計算で予測するため、計算で用いる原子間ポテンシャルの作成を行う。作成した原子間ポテンシャルを用いて高速炉用混合酸化物燃料の格子定数、弾性定数、熱伝導率等の物性値を計算する。

超ウラン元素を含むアクチノイドを広範に取り扱うことができる基礎・基盤研究のための複数のホットラボ施設の広域連携のもとに、放射性廃棄物処分を含む革新的核燃料サイクル技術の創成に繋がる固体物性の蓄積を図り、革新的原子力技術の持続的な発展に貢献する。

もんじゅ燃料の物性データ評価のため、分子動力学計算によるAm含有MOX燃料の熱伝導度の評価に関する研究を行う。

エネルギーの長期的安定供給および環境負荷の低減のために高速炉の開発が進められている。本研究開発では、酸化物燃料を用いたナトリウム冷却高速炉の経済性向上のため、高速中性子に対して高い制御能力を持つ水素化物中性子吸収材を用いた新しい高速炉の炉心制御技術を確立する。

原子炉の炉心材料として利用するため高温安定化水素化物の研究開発を行った。

原子炉の廃棄物であるアクチノイド（ネプツニウム、アメリシウム、キュリウム）を含有した新型燃料開発の一環として高燃焼度でのこの燃料の化学的挙動を調べることが出来る計算コードの開発を行う

消滅処理用アクチノイド水素化物の物性値を評価し、原子炉炉心要素設計に必要な設計コードを開発した。