| No. | 募集テーマ | 所属名 | 受入拠点 | 担当者連絡先 ※E-mailの[at]を@に置き換えてください。 | 研究概要 | 放射線 従事者区分 | 専門分野 |
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| J1 | 原子力シミュレーションを対象とする計算基盤技術の開発 | システム計算科学センター 高度計算機技術開発室 | 柏 | 井戸村泰宏 電話：070-1470-5237 E-mail：idomura.yasuhiro[at]jaea.go.jp | システム計算科学センターでは、原子力研究開発のデジタル化を支える計算基盤技術として、GPUスーパーコンピュータを駆使して原子炉内の熱流動現象、放射性物質の大気拡散等を解析する最先端の原子力シミュレーションの研究開発を推進している。採用者は、その専門分野に応じて①GPU向け最適化技術、②GPU向け行列解法、③CFD計算モデル、④データ同化技術、およびシミュレーションデータの⑤機械学習技術、⑥可視化技術の中から研究テーマを選択し、計算基盤技術の研究開発と原子力シミュレーションへの応用に取り組む。 | 非従事者 | 計算機・情報 数学 物理 地球・環境 機械 核不拡散・核セキュリティ |
| J2 | 第一原理計算および機械学習を活用する材料シミュレーション技術の研究開発 | システム計算科学センター シミュレーション技術開発室 | 柏 | 板倉充洋 電話：080-9668-6997 E-mail: itakura.mitsuhiro[at]jaea.go.jp | システム計算科学センターでは、原子力研究開発のデジタル化を推進する目的で燃料および材料の第一原理計算を用いた原子・分子シミュレーションによる物性評価技術、機械学習技術を応用した分子動力学シミュレーション技術、自己学習モンテカルロ法を用いた学習データの自動取得技術について研究開発を行っている。応募者は、上記のテーマから課題を選択し、研究開発を進める。尚、応募者は実験及びシミュレーションの課題を共有するため、機構内外の研究者と密に連携を取り、研究開発を実施する。 | 非従事者 | 計算機・情報 物理 材料 地球・環境 機械 |
| J3 | 核不拡散・核セキュリティのための核物質検知・測定及び核鑑識研究開発 | 核不拡散・核セキュリティ総合支援センター 技術開発推進室 | 東海（原科研） | 山口知輝 電話：080-9641-9562 E-mail：yamaguchi.tomoki[at]jaea.go.jp | 日本原子力研究開発機構では、原子力の平和利用に貢献するため、機構の有する知識・経験や技術力を活かして、核不拡散・核セキュリティに係る技術開発を行っている。採用者は、核検知・測定技術開発として、アクティブ中性子測定技術開発や広域モニタリング技術開発、また、核鑑識技術開発として、核セキュリティ事象発生初動対応に関するガンマ線／中性子線イメージング技術開発等に参加し、中性子源、ガンマ線検出器などの最新の研究状況を調査、シミュレーション解析や装置開発などを行う。 | 従事者 | 応用物理 化学 放射線 計測・分析 計算機・情報 ロボット 核不拡散・核セキュリティ |
| J4 | 原子力施設建屋や機器・配管の耐震・構造健全性評価手法の高度化に関する研究 | 安全研究・防災支援部門 安全研究センター 耐震・構造健全性評価研究グループ | 東海（原科研） | 西田明美 電話：029-282-5324 E-mail： nishida.akemi[at]jaea.go.jp | 国内軽水炉の運転期間の長期化、近年従来の基準地震動を超える大きな地震の発生、新規制基準において飛翔体衝突影響評価に係る規制の新設等を踏まえ、原子力施設建屋や機器・配管等を対象とした健全性評価手法の高度化を進める。具体的には、下記のいずれか、またはこれに関連する研究開発を実施する。 ・原子力施設建屋や機器・配管等を対象に、評価対象モデルの3次元化や非線形特性の考慮等の耐震評価手法に関する研究開発 ・飛翔体衝突による建屋や内包機器に対する影響評価手法等に係る研究開発 ・安全上重要な原子炉圧力容器・配管等を対象に、数値解析や材料試験・破壊試験等を通じて、亀裂の進展や破壊を含めた欠陥評価手法、溶接残留応力評価手法、材料の高温特性や非線形特性を考慮した破壊評価手法に係る研究開発 | 非従事者 | 建築・土木 機械 材料 応用物理 物理 計算機・情報 計測・分析 |
| J5 | 再処理施設の重大事故時放射性物質移行挙動に関する研究 | 安全研究・防災支援部門 安全研究センター サイクル安全研究グループ | 東海（原科研） | 阿部仁 電話：028-282-6672 E-mail： abe.hitoshi[at]jaea.go.jp | 再処理施設においても高レベル濃縮廃液沸騰乾固事故や有機溶媒火災事故等が重大事故として新たに定義され、事故影響や重大事故対策の有効性評価を行うための評価手法の整備が緊急の課題となっている。本研究では、事故時の発生形態と関係づけた放射性物質の放出・移行・閉じ込めに係るデータを実験的に取得するとともにモデル化し、事象進展解析コードとして整備することを目的とする。 | 非従事者 | 化学 化学工学 |
| J6 | 原子炉機器の材料劣化評価に関する研究 | 安全研究・防災支援部門 安全研究センター 経年劣化研究グループ | 東海（原科研） | 知見康弘 電話：029-282-5044 E-mail： chimi.yasuhiro[at]jaea.go.jp | 軽水炉における安全上重要な機器の長期にわたる運転期間中の健全性を確保するためには、機器を構成する材料の劣化事象の予測手法や構造健全性評価手法について、材料劣化メカニズム等の最新知見を踏まえ、その保守性を確認するとともに、継続的に高度化を図ることが重要である。本研究では、原子炉圧力容器等の圧力バウンダリ機器を主な対象として、照射材に対する微細組織分析や破壊靭性評価、高温高圧水中における応力腐食割れ発生・進展評価、非破壊検査等の試験研究及び解析的研究を実施することにより、中性子照射や高温高圧水等の原子炉特有の環境が材料劣化に及ぼす影響を調べるとともに、破壊力学に基づく構造健全性評価手法の高度化を図る。 | 従事者 | 機械 材料 計測・分析 計算機・情報 |
| J7 | 原子力災害時のリスク評価及び原子力防災に関する研究 | 安全研究・防災支援部門 安全研究センター リスク評価・防災研究グループ | 東海（原科研） | 高原省五 電話：029-282-6139 E-mail： takahara.shogo[at]jaea.go.jp | 原子力災害に伴う公衆への影響に関して、影響評価モデルの開発やそれら影響に関する管理の最適化研究を実施する。具体的には、下記のいずれか、又は関連するテーマについて研究する。 ①住民の被ばく線量や健康影響から社会・経済的影響までを含む事故影響評価に係る評価モデルの開発 ②上記の評価モデルを実装した計算コードの開発、あるいはレベル3PRAコードOSCAARの高度化 ③レベル3PRAコードOSCAAR等を用いた原子力災害時の防護戦略の最適化研究 ④原子力防災に関する住民意識・行動及び公衆コミュニケーションに関する研究 | 非従事者 | 物理 数学 地球・環境 放射線 計算機・情報 その他 |
| J8 | 事故時の燃料挙動評価に関する研究 | 安全研究・防災支援部門 安全研究センター 燃料安全研究グループ | 東海（原科研） | 宇田川豊 電話：029-282-6230 E-mail：udagawa.yutaka[at]jaea.go.jp | 軽水炉の主として事故時の燃料挙動に関する安全評価を可能とするためのモデル開発及び評価ツールの高度化を行う。下記のいずれか、またはこれらに関連する実験/解析研究、コード開発を実施する。 ・事故耐性燃料（ATF）被覆管、特にCrコーティング被覆管、FrCrAl系被覆管の通常運転時、異常過渡時及び事故時の挙動 ・解析技術基盤の高度化（確率論的な燃料挙動解析モデルの整備、燃料挙動解析コード/熱水力コード/シビアアクシデント解析コードのカップリング、燃料溶融進展挙動解析コードの高度化、等） ・高燃焼度燃料の事故時挙動（被覆管の膨れ・破裂、酸化、水素化、急冷時破断、燃料ペレットの力学的負荷による割れ、燃料棒内移動、燃料棒外への放出、等） ・事故時及び事故後の燃料及び炉心の冷却性評価 | 非従事者 | 機械 材料 物理 応用物理 計算機・情報 数学 |
| J9 | シビアアクシデントで生じる破損・溶融燃料の臨界評価・臨界管理に関する研究 | 安全研究・防災支援部門 安全研究センター 臨界安全研究グループ | 東海（原科研） | 須山賢也 電話：090-9803-7921 E-mail： suyama.kenya[at]jaea.go.jp | シビアアクシデントで大量の燃料デブリ（破損・溶融燃料）が生じた場合は、その臨界管理に燃料組成の燃焼に伴う変化を考慮する事が求められる可能性がある。本研究では最新の核データ及び計算コードを使用した燃焼計算結果を燃料デブリの臨界安全評価に取り入れるための計算コード整備とその性能評価を行い、燃料デブリ臨界安全評価システムの統合化を推進する。 | 非従事者 | 物理 計算機・情報 応用物理 機械 機械 その他 |
| J10 | 環境試料中の核物質含有粒子分析法の高度化に関する研究開発 | 安全研究・防災支援部門 安全研究センター 保障措置分析化学研究グループ | 東海（原科研） | 宮本ユタカ 電話：029-282-5544 E-mail： miyamoto.yutaka[at]jaea.go.jp | 世界各国の原子力施設で採取された環境試料中に含まれる極微量の核物質を分析することにより、その施設での原子力活動の内容を推定することが可能となる。本研究では、そのために必要な分析法の開発を行う。具体的には、直径1マイクロメートル程度の核物質含有粒子を対象として、二次イオン質量分析などの分析機器を駆使した同位体比分析法の高度化開発を行う。 | 従事者 | 計測・分析 核不拡散・核セキュリティ |
