一般社団法人 日本原子力学会 Atomic Energy Society of Japan

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部会連絡会ウィークリーウェビナー

開催趣旨

これまで原子力は人類の持続的発展を支えるエネルギー源として社会基盤の一部となってきており、最近は地球温暖化を抑止できるゼロカーボンエネルギー源としての貢献が期待されています。また、放射線や放射性物質は医学、産業、農業など社会の多くの分野でも利用されています。このような原子力は総合理工学分野であるため、本会では専門の異なる多くの研究者・技術者が19の部会、5の連絡会にまたがって活動しています。
その一方で、分野の広範さに加え、目に見えない「原子核」から発生するエネルギーを利用し、多量の放射性物質や放射能を扱う原子力分野は、一般社会(の非専門家の方々)からは『何をやっているのかわからない』、『怖い』、『危ない』と思われがちな宿命です。またチェルノブイリなどでの事故の経験や、最近の原子力発電所に対する武力攻撃がそれに拍車をかける状況であることも事実です。このため、原子力分野の研究開発の現状を非専門家の方々にご理解いただき、また相互のコミュニケーションを密にすることは賛否問わず健全な議論のために重要であると考えています。
本ウィークリーウェビナーでは、専門家集団としての原子力学会の部会・連絡会が普段からどのような取り組みをしているかを広く社会に発信・解説することで相互理解を促進し、会話の機会とすることを目的とします。このため
・各部会・連絡会が各週1回、最大8回程度の連続講演と質疑応答を行います。
・原則として週末に開催します(木曜または金曜の午後、各回質疑応答を含めて1時間以内)。
・講演中にチャットおよびQ&Aにて質問等を受け付けます。また、講演後にアンケートを実施いたします。

部会・連絡会(2022年3月現在)

炉物理部会、核融合工学部会、核燃料部会、バックエンド部会、熱流動部会、放射線工学部会、ヒューマン・マシン・システム研究部会、加速器・ビーム科学部会、社会・環境部会、保健物理・環境科学部会、核データ部会、材料部会、原子力発電部会、再処理・リサイクル部会、計算科学技術部会、水化学部会、原子力安全部会、新型炉部会、リスク部会、海外情報連絡会、学生連絡会、若手連絡会、シニアネットワーク連絡会、核不拡散・保障措置・核セキュリティ連絡会

開催要領

  • 日時   2022年4月7日(木)~、木曜または金曜
  • 主催   日本原子力学会
  • 共催   日本原子力学会 各部会・連絡会
  • 対象   どなたでも参加可能です
  • 参加費  無料
  • 開催方法 オンライン(Zoomウェビナー)

お問い合わせ
一般社団法人日本原子力学会事務局
E-mail: kikaku[a]aesj.or.jp ([a]を@に変換)

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数時間経過しても届かない場合は、上記問い合わせ先メールアドレス宛にご連絡ください。

プログラム(予定)

第21回 計算科学技術部会1 2022年9月30日(金)13:30-14:30

  • 原子炉建屋内での放射線源の逆推定手法の開発(国プロの研究開発進捗報告) (JAEA)町田 昌彦
    1Fを始めとする原子炉建屋内の放射線場を明らかにするため、空間線量率のモニタリングが行われるが、放射線量が高い場合や複雑な構造物がある場合等、十分なモニタリングを実施できないケースが多い。そこで、限られた線量率のモニタリングデータから、放射線源の逆推定を可能とする技術の開発が求められてきた。もし、そのような技術が確立されれば、放射線源のマップを作成可能となる他、建屋内の任意の地点での放射線場を明らかにすることが出来る。また、シミュレーションを活用することで、適切な線源対策(除染、撤去、移動、遮蔽)を仮想空間上で計画することも可能となる。本発表では、上記の目標を達成するため、これまでに国プロとして実施してきた放射線源の逆推定手法の開発の成果を発表する他、仮想空間上で線源対策を行うための技術開発の成果についても報告する。

第22回 計算科学技術部会2 2022年10月7日(金)13:30-14:30

  • 事故進展評価の基盤となる計算科学技術 (東大)笠原 直人
    リスクを把握し対策を講じる上で、事故進展評価は中心課題である。原子炉の事故では、炉物理、熱流動、構造材料、等の分野に跨る現象であることと、実験が不可能な規模と複雑性を有することが難しい。計算科学技術は分野を横ぐしにして、スケール外挿するポテンシャルを有するが、単純に現象を再現しようとすると計算量が膨大となり、すべての現象をスケール外挿する相似則がないことから実験検証もできなくなる。このため、目的に応じて支配因子を絞り、それに着目したシミュレーションや検証が求められる。現在、文部科学省の「原子力システム研究開発事業」において計算科学技術を活用した知識統合・技術統合が進められており、報告者も参加していることから、一例として研究の現状を紹介する。

第23回 計算科学技術部会3 2022年10月14日(金)13:30-14:30

  • モデリング&シミュレーション分野における機械学習への期待 (原子力エンジ)巽 雅洋
    計算能力の向上やソフトウェア・ライブラリの充実により、機械学習に対するハードルは年々下がってきています。機械学習の計算科学技術分野への応用や展望について、最新トピックも交えて紹介いたします。

第24回 材料部会1 2022年11月4日(金)13:30-14:30

  • 原子炉材料の応力腐食割れ (JAEA)加治 芳行
    原子炉で用いられる材料の応力腐食割れについて、概要と最近の理解を紹介する。

第25回 材料部会2 2022年11月11日(金)13:30-14:30

  • ODSフェライト鋼の開発 (横浜国大)大野 直子
    先進型ODSフェライト鋼の特長、開発経緯、最近の進展について紹介する。

第26回 材料部会3 2022年11月18日(金)13:30-14:30

  • 事故耐性燃料被覆管(FeCrAl合金) (JAEA)山下 真一郎
    ATF材として開発されているFeCrAl合金開発の概要と最近の進展について紹介する。

第27回 材料部会4 2022年11月25日(金)13:30-14:30

  • 事故耐性燃料被覆管(SiC/SiC複合材) (京大)檜木 達也
    ATF材として開発されているSiC/SiC複合材開発の概要と最近の進展について紹介する。

プログラム 終了分

第1回 核データ部会1 2022年4月7日(木)13:30-14:30

  • J-PARC における中性子核データ測定の進展 (JAEA)木村 敦
    原子炉の設計で用いられている中性子核データはどのように測定されているのでしょうか。本ウェビナーでは、中性子核データについての解説とともに、J-PARCで行われている最新の核データ測定研究について紹介いたします。

第2回 核データ部会2 2022年4月15日(金)13:30-14:30

  • 半導体デバイスの宇宙線起因ソフトエラー研究における原子力基礎工学の役割  (九大)渡辺 幸信
    電子機器の誤動作原因の一つに放射線(宇宙線)により誘起されるソフトエラーと呼ばれる現象が知られています。ソフトエラー研究は、宇宙線物理、素粒子・原子核物理及び放射線物理と半導体工学との学際領域研究に位置付けられます。本ウェビナーでは、宇宙線起因ソフトエラー発生機構の解明とソフトエラー率評価のための基盤技術の確立に向けた研究の現状と将来展望について紹介いたします。

第3回 核データ部会3 2022年4月21日(木)13:30-14:30

  • 加速器質量分析を用いた宇宙科学研究 ―太陽系近傍での超新星爆発活動と元素の起源― (清水建設)木下 哲一
    原子炉内と同様な核反応は星の中で起こっている。原子核の性質を利用すると超微量の原子核の定量が可能になる。その超微量分析である加速器質量分析を紹介するとともに、その応用研究として太陽系近傍での超新星爆発活動や核データより推定される元素の起源について紹介する。

第4回 社会・環境部会1 2022年5月13日(金)13:30-14:30

  • 原子力とリスクコミュニケーション(1) 原子力におけるリスクコミュニケーションとは何か? (関西大)土田 昭司
    リスクコミュニケーションは大きくa)コンセンサスコミュニケーション、b)ケアコミュニケーション、c)クライシスコミュニケーションに分けられる。原子力界においてはこのうちのコンセンサスコミュニケーションがリスクコミュニケーションと考えられているが、その理解には混乱も見られる。コンセンサスコミュニケーションについて、1960年代からの変遷の歴史を踏まえながら、めざすべき目標、取り得る手法、合意を困難にする要因とそのメカニズム、などの概要を述べる。

第5回 社会・環境部会2 2022年5月20日(金)13:30-14:30

  • 原子力とリスクコミュニケーション(2) リスクコミュニケーションの背景と実践 (北大)竹田 宜人
    リスクコミュニケーションの成立から発展を工学的側面(リスクガバナンス)から振り返り、最近の事業者と地域住民の対話事例(工場や原子力施設の立地、大規模工事等)のケーススタディを通じて、その社会における位置づけと機能について解説する。

第6回 社会・環境部会3 2022年5月26日(木)13:30-14:30

  • 原子力とリスクコミュニケーション(3) 原子力発電に対する世論はどのように動いているか (INSS)北田 淳子
    四半世紀にわたる長期継続調査のデータに基づき、原子力発電に関する世論の実態を報告する。原子力発電世論を、利用の賛否という一面的・二分法的なものとしてではなく、根底にある価値観の相違や動きも含めてとらえている。原子力発電のリスクや効用(必要性)が具体的にどう認識されているか、それらの認識は原子力関連の出来事によって実際にどう動いてきたか、また、カーボンニュートラルで重要性を増している二酸化炭素削減策としての受容性などについて解説する。

第7回 社会・環境部会4 2022年6月3日(金)13:30-14:30

  • 原子力とリスクコミュニケーション(4) リスクガバナンスとリスクコミュニケーション (東京電機大)寿楽 浩太
    リスクコミュニケーションとはリスクの受容の仕方について市民に特定の態度を取ることを促すものではない。リスクガバナンスの質を向上させ、私たちがいかにリスクと折り合いをつけるかを追求するために、様々な垣根を超えて人びとが協働するためになされる様々なコミュニケーション全てを指すと見る必要がある。専門家側の態度や法制度など、市民の側ではない要因がそうした本当の意味でのリスクコミュニケーションを妨げている場面も少なくない。原子力分野の具体例を挙げながら解説する。

第8回 熱流動部会1 2022年6月10日(金)13:30-14:30

  • 原子力の安全性向上に対する熱流動研究の貢献(1)軽水炉の安全に関わる基盤技術 ~軽水炉における熱流動の役割と安全対策~ ~溶融炉心拡がり挙動に係る熱流動解析~ (東芝ESS)岩城 智香子、(MHI)合田 博志
    軽水炉利用において熱流動は、炉心反応度の安定制御ならびに発電機への熱の伝達を担うと共に、事故時を含めて炉心の冷却とその健全性確保など重要な役割を果たす基幹分野です。事故を防止し拡大を抑制するための様々な機能や対策が、熱流動関連の技術をベースに検討されており、更なる性能向上が継続的に検討されています。本ウェビナーではこれらの技術についてご紹介します。

第9回 熱流動部会2 2022年6月17日(金)13:30-14:30

  • 原子力の安全性向上に対する熱流動研究の貢献(2) 軽水炉の安全性向上に寄与する熱流動の研究 (JAEA)吉田 啓之、(電中研)大川 理一郎
    軽水炉の安全性向上のためには、実験に加え数値シミュレーション技術の利用が不可欠と考えられます。本ウェビナーでは、軽水炉の安全性向上に向けて実施されている熱流動研究のうち、数値シミュレーション技術の活用を目指して進められている、シミュレーション技術開発や開発した技術の妥当性を確認するための計測技術、熱流動実験などについて紹介します。

第10回 熱流動部会3 2022年6月23日(木)13:30-14:30

  • 原子力の安全性向上に対する熱流動研究の貢献(3) ナトリウム冷却高速炉開発の今 ~開発プロセスの変革に向けて~ (JAEA)田中 正暁
    原子力機構では、安全性向上等の革新的技術開発によるカーボンニュートラルへの貢献として、高速炉・核燃料サイクルに係る研究開発を進めています。原子力機構の役割である技術基盤維持・発展・提供、そして、革新的プラント概念創出や開発プロセス変革を可能にするため、これまでに高速炉開発で培った高度な液体金属ナトリウム取扱技術、数値シミュレーション・ナトリウム実験技術、「常陽」「もんじゅ」の建設に関わる知見及び運転経験など、幅広い知識を総合した統合評価手法「ARKADIA」の整備を進めています。本ウェビナーでは、ARKADIAの整備とともに進めているナトリウム冷却高速炉に関わる熱流動関連課題に対する取り組みの現状と、研究開発基盤としてのARKADIAの将来像を2回に分けて紹介します。第1回目はナトリウム冷却高速炉の開発状況と主に設計評価に関わる熱流動関連課題への取り組み、第2回目はナトリウム炉の特有事象やシビアアクシデントの安全性評価に関わる熱流動関連課題への取り組みとARKADIAの今後の姿について紹介します。

第11回 熱流動部会4 2022年6月30日(木)13:30-14:30

  • 原子力の安全性向上に対する熱流動研究の貢献(4) ナトリウム冷却高速炉開発の今 ~安全性評価の技術革新~ (JAEA)内堀 昭寛
    原子力機構では、安全性向上等の革新的技術開発によるカーボンニュートラルへの貢献として、高速炉・核燃料サイクルに係る研究開発を進めています。原子力機構の役割である技術基盤維持・発展・提供、そして、革新的プラント概念創出や開発プロセス変革を可能にするため、これまでに高速炉開発で培った高度な液体金属ナトリウム取扱技術、数値シミュレーション・ナトリウム実験技術、「常陽」「もんじゅ」の建設に関わる知見及び運転経験など、幅広い知識を総合した統合評価手法「ARKADIA」の整備を進めています。本ウェビナーでは、ARKADIAの整備とともに進めているナトリウム冷却高速炉に関わる熱流動関連課題に対する取り組みの現状と、研究開発基盤としてのARKADIAの将来像を2回に分けて紹介します。第1回目はナトリウム冷却高速炉の開発状況と主に設計評価に関わる熱流動関連課題への取り組み、第2回目はナトリウム炉の特有事象やシビアアクシデントの安全性評価に関わる熱流動関連課題への取り組みとARKADIAの今後の姿について紹介します。

第12回 熱流動部会5 2022年7月7日(木)13:30-14:30

  • 原子力の安全性向上に対する熱流動研究の貢献(5) 高温ガス炉やその熱利用に係る研究開発 (JAEA)青木 健
    高温ガス炉は、高い安全性と多様な熱利用を実現可能な先進的な原子炉システムのひとつです。本ウェビナーでは、高温ガス炉の特徴、高温ガス炉における安全設計及び熱流動設計の考え方、高温ガス炉の高温熱を利用した大量かつ安価なカーボンフリー水素製造技術の実用化に向けた研究開発をご紹介いたします。

第13回 熱流動部会6 2022年7月14日(木)13:30-14:30

  • 原子力の安全性向上に対する熱流動研究の貢献(6) 小型軽水炉BWR-300に適用されている最新の熱流動技術 (日立GE)上遠野 健一
    本ウェビナーでは,世界的に注目を集めているSMRの内,日立GEが米国GE Hitachi Nuclear Energy社と開発を進めている次世代小型軽水炉BWRX-300の概略を紹介し,徹底的な簡素化により安全性と経済性の両立を実現しているBWRX-300に適用されている最新の熱流動技術(特に、気液二相流評価技術)について紹介いたします。

第14回 炉物理部会1 2022年7月22日(金)13:30-14:30

  • 臨界実験入門 ―原子炉を用いた炉物理実験― (近畿大)佐野 忠史
    原子炉を用いて原子炉物理学に関する様々なパラメータを測定する実験を臨界実験と呼びます。得られたデータを用いて原子炉そのものの特性を把握したり、中性子核データの検証、原子炉核特性と呼ばれるパラメータに対する計算手法や計算コードの検証等に用いられます。本ウェビナーでは臨界実験について近畿大学原子炉や京都大学臨界集合体実験装置で取得された実際の実験データ等を用いて紹介いたします。

第15回 炉物理部会2 2022年7月29日(金)13:30-14:30

  • 燃料デブリの臨界管理 (電中研)名内 泰志
    核燃料を扱う際は原子炉で計画された場合を除いて臨界にならないように管理する必要があります。臨界とはどういうことかを紹介し、福島第一原子力発電所1~3号機で発生した燃料デブリの臨界管理が健全な燃料の扱いとどのように異なるかなどを説明します。

第16回 炉物理部会3 2022年8月4日(木)13:30-14:30

  • 核のゴミを減らせ! ―放射性廃棄物の分別・焼却― (JAEA)菅原 隆徳
    原子力利用の最大の課題の一つである高レベル放射性廃棄物(いわゆる核のゴミ)の扱いに対して、この量を減らし、毒性を低減することはできないのでしょうか?本ウェビナーでは、この課題に対して研究開発が行われている「分離変換技術」を紹介し、原子力機構で行われている研究開発の内容を紹介します。

第17回 原子力安全部会1 2022年8月26日(金)15:00-16:00

  • 原子力の安全はどのように確保するのか (名大)山本 章夫
    原子力施設の安全は、どのような考え方で確保されているのでしょうか。本ウェビナーでは、安全とリスクや深層防護の考え方といった基礎的な概念からスタートし、原子力施設の安全設計に用いられている様々な工学的アプローチ、安全性の評価方法などを紹介します。

第18回 原子力安全部会2 2022年9月2日(金)15:00-16:00

  • 原子力発電所の事故と教訓 (近畿大)芳原 新也
    原子力発電所で発生した代表的な事故(スリーマイル島2号機、チェルノブイリ4号機、東電福島第一原子力発電所)を取り上げ、事故の原因、経過、事故の影響を振り返るとともに事故から得られた教訓について解説いたします。

第19回 原子力安全部会3 2022年9月15日(木)15:00-16:00 ※開催日変更しました

  • 原子力発電所の安全対策とリスク低減 (関西電力)竹次 秀一、(東京電力HD)田邊 恵三
    東電福島第一原子力発電所事故後、原子力規制委員会による新規制基準が施行され、また、電力事業者の自主的安全性向上への取り組みにより、原子力発電所の安全対策は強化されて来ました。現在の国内の原子力発電所の安全対策とリスク低減効果について解説いたします。

第20回 原子力安全部会4 2022年9月22日(木)15:00-16:00

  • 検査による原子力発電所の安全確保 (マトリックスK)近藤 寛子
    原子力発電所は複雑な工学システムであり、その安全な運転のためには、日常の検査による不具合の発見と改善が欠かせません。日本の原子力発電所における検査の制度は、2021年4月より大きく変わり、規制組織の検査官が自由に施設の確認を実施出来るフリーアクセス、リスクの大小と安全への影響の大小を重視して検査を実施するリスクインフォームド・パフォーマンスベーストを特徴とする新検査制度に移行しました。本ウェビナーでは、米国の原子炉監督プロセス(Reactor Oversight Process, ROP)をベースとして設計された新しい検査制度の考え方と実際を解説します。