平成27年度国家課題対応型研究開発推進事業　原子力システム研究開発事業　選定課題｜研究分野｜原子力システム研究開発事業

研究分野

平成27年度国家課題対応型研究開発推進事業　原子力システム研究開発事業　選定課題

安全基盤技術研究開発：　計２課題

No.	提案課題名	研究代表者［所属機関］	参画機関	概要
1	凸型炉心形状による再臨界防止固有安全高速炉に関する研究開発	高木　直行［東京都市大学］	東北大学、日本原子力研究開発機構	高速炉炉心部の燃料要素が溶融し、下部軸ブランケット上面に堆積すると想定した場合、従来の円柱炉心形状では、一般に再臨界状態となる。本研究では、大型酸化物燃料高速炉を対象に、炉心形状の工夫（断面形状が中央で高い凸型炉心）や、燃料溶融時に中性子自己遮蔽効果が低減して中性子吸収率が増大する軸芯燃料を用いる等の燃料仕様の工夫により、炉心固有の特性によって再臨界を防止できる固有安全高速炉炉心を開発することを目的とする。燃料溶融前後の実効増倍率変化や炉心崩壊の事象進展に伴う反応度変化を評価し、本研究で提案する方策の有効性を確認するとともに、主要炉心特性への影響評価や安全性評価を通じて、商用高速炉として成立性のある炉心概念を検討する。
2	放射線誘起表面活性効果を用いた超臨界圧軽水冷却炉の基盤技術研究	波津久　達也［東京海洋大学］	東北大学、早稲田大学	超臨界圧力条件下及び亜臨界圧力条件下における放射線誘起表面活性（RISA）による金属材料の電気化学的特性、表面特性及び濡れ性向上を定量的に評価し、超臨界圧軽水冷却炉の基礎的設計に資する。

放射性廃棄物減容・有害度低減技術：　２課題

No.	提案課題名	研究代表者［所属機関］	参画機関	概要
1	高効率TRU燃焼を可能とする革新的水冷却炉RBWRの研究開発	大塚　雅哉［日立製作所］	日本原子力研究開発機構、東京大学、九州大学	本提案は、使用済み燃料中の超ウラン元素を燃焼することで放射性廃棄物の減容および有害度低減に寄与する革新的水炉RBWR の技術的成立性の確認をめざすものである。全炉心輸送計算による炉心特性評価とジルカロイ燃料被覆管の水素吸収メカニズム解明、水素脆化挙動評価は、RBWRのみならず、他の革新炉開発や既設炉の信頼性向上に広く適用可能なものであり、大きな成果が期待される。
2	代理反応によるマイナーアクチノイド核分裂の即発中性子測定技術開発と中性子エネルギースペクトル評価	西尾　勝久［日本原子力研究開発機構］	東京工業大学	長寿命マイナーアクチノイド（MA）原子核を核分裂によって核変換する高速炉や加速器駆動型炉（ADS）の核設計に必要なデータのうち、即発中性子数と中性子のエネルギースペクトル、およびこれらの入射中性子依存性を、重イオン多核子移行反応を用いた代理反応によって取得する。また、動力学モデルを用いて核分裂を記述することにより、新たな中性子エネルギースペクトルの評価方法を見出す。