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資料1

採択課題一覧


○革新技術創出型研究開発(革新的原子炉技術)
研究開発課題名 研究代表者 所属機関 開発期間
(年)
概要
Na冷却高速炉のタービン発電システムに関する研究開発 有冨 正憲 東京工業大学 Na冷却高速炉の蒸気タービンをNaと反応しない超臨界二酸化炭素タービンに置き換えることによりNa-水反応問題を解決する。加えて、中間Naループの削除、蒸気タービンを上回るサイクル熱効率達成とタービンの小型化により、Na冷却高速炉発電プラントの安全性・経済性を大幅に向上させる技術開発。
高速炉実機未臨界状態で行う反応度フィードバック精密測定技術の開発 岡嶋 成晃 日本原子力研究開発機構 高速炉において、未臨界状態で、臨界法と同等の精度で反応度特性を測定する技術を開発する。本開発によって、安全評価に重要な反応度フィードバック要因や安全性確保に重要な炉物理諸特性を、実機の起動前炉物理試験で広範囲に確認できるようになる。その結果、革新型高速炉の開発コスト及び時間の削減を達成できる。
レーザー加工技術の組み合わせによるFBR熱交換器伝熱管内壁検査技術の高度化 西村 昭彦 日本原子力研究開発機構 Na 冷却型FBR の2次系熱交換器の補修技術として、熱交換器内の内径1インチ、厚さ3mm の蛇管の伝熱管内壁をレーザー溶接とレーザー非熱蒸発により補修する技術を開発する。また、検査技術としてはECT(渦電流探傷試験)を利用する。なお、複合ファイバーを補修のためのレーザー光伝送用及び検査のための目視観察用として利用する。

○革新技術創出型研究開発(核燃料サイクル技術)
研究開発課題名 研究代表者 所属機関 開発期間
(年)
概要
金属燃料の溶融塩電解精製における陰極/陽極の処理に関する研究開発 飯塚 政利 財団法人電力中央研究所 金属電解法乾式再処理において、電解精製工程の性能を発揮させつつ高いアクチニド回収率を達成するため、陽極溶解残留物からのアクチニド除去回収と金属廃棄物溶融固化、および高温蒸留による陰極回収物からの付着塩浴除去と回収物インゴット化の各技術開発を、それぞれU-Zr 合金の電解精製で得られた試料を用いて行う。
MAリサイクルのための燃料挙動評価に関する共通基盤技術開発 荒井 康夫 日本原子力研究開発機構 高速増殖炉用のMA含有酸化物燃料の燃料健全性評価上重要でありながら、これまで検討が不十分であった燃料中のHe挙動、及びMAとして重要でありながら特性の理解が進んでいないCm、Am を含有した酸化物の熱物性を解明し、計算科学的手法などを応用して、MA含有燃料の開発及び挙動評価を支える基盤技術開発。

○若手対象型研究開発(革新的原子炉技術)
研究開発課題名 研究代表者 所属機関 開発期間
(年)
概要
き裂サイジングに向けた先進電磁超音波探傷に関する研究 大塚 裕介 大阪大学 実用化高速炉の検査性能を向上させるため、高温環境で検査実績がある電磁超音波探触子に薄膜コイルという新概念を導入した高出力・高周波特性をもつ「薄膜型電磁超音波素子」を開発し、それを用いた「高周波探傷による高精度き裂検出」を目指すことで、先進的保全技術の確立に貢献する。
超音波による3次元流速ベクトル分布計測システムの開発 大林 寛生 日本原子力研究開発機構 液体金属冷却材の実験的熱流動評価手法の確立および流路配管等において発生するエロージョン評価・防止技術確立のため、あらゆる液体金属流動場に適用可能な3次元流速ベクトル分布計測技術の開発を行う。
ゲル状中性子遮へい樹脂材の高耐熱化に関する研究開発 助川 篤彦
(森岡)
日本原子力研究開発機構 既存の原子力システムでは、将来予想される敷地境界の線量限度の低減に伴い追加型遮へい材の設置が必要となる。原子炉容器周辺等の高温環境化で使用可能なゲル状態の流し込み加工が可能な成形自由度の高い中性子遮へい樹脂材を開発し、原子炉等の高寿命化対策に必要不可欠な中性子遮へい技術の開発研究を行う。
ナトリウム冷却炉用高クロム鋼配管溶接部適正設計施工手法の開発 望月 正人 大阪大学 ループ型のナトリウム冷却高速増殖炉の配管短縮のための適用が有望視されている高強度・低熱膨張を特徴とする高クロム鋼の溶接に際し、溶接継手の熱影響部における強度が低下してしまう「軟化」現象を適切に評価することにより、溶接熱影響部での軟化度を考慮した溶接設計施工手法を開発する。

○若手対象型研究開発(核燃料サイクル技術)
研究開発課題名 研究代表者 所属機関 開発期間
(年)
概要
分子シミュレーションによるMA 含有MOX 物性のモデル化 小田 卓司 東京大学 高速増殖炉サイクルにおいてMA 含有MOX 燃料を実用化する際の不確実性を低減するために、分子シミュレーションを用いて現象を原子スケールで分析することで、MA 含有MOX の機械物性、熱物性および照射応答挙動を、MA の種類と量の関数として評価するモデルを構築する。
超臨界水利用MOX燃料リサイクルと材料健全性に関する技術開発 山村 朝雄 東北大学 ピューレックス法再処理が抱える放射性廃棄物の発生、経済性、核拡散抵抗性等の問題への対処のため、核分裂生成物を簡素な前処理および超臨界水処理による酸化物燃料製造過程で除去するMOX燃料リサイクル技術を開発し、安全性を保証する材料健全性に関する開発を行う。
新規再処理システムに向けた核分裂生成物の高効率分離法の開発 吉村 崇 大阪大学 新しいコンセプトに基づく使用済み核燃料再処理システム開発を目指し、キャピラリー電気泳動法を用いて迅速にアクチノイドおよび核分裂生成物を分離する手法を開発する。また、放射線検出装置とのオンライン化、電荷調整のための電解ユニットの基礎開発とそのオンラインシステムの開発を行う。
注)委託契約の調整次第では、課題名等の変更又は課題の不採択もあり得る。