平成２９年度新卒職員研究職採用募集テーマ 101 （1）募集テーマ福島第一原子力発電所事故で発生した廃棄物の処分に係る研究東京電力㈱福島第一原子力発電所の事故で発生した廃棄物(事故廃棄物）は、従来の原子力発電所で発生する放射性廃棄物等とは異なる特徴がある。このような事故廃棄物を安全に処分するためには、廃棄物の性状や発生量等を把握する研究や廃棄物の処理方法に関する研究の成果に基づき、これらを処分するための研究開発を進めていく必要がある。この研究においては、低レベル放射性廃棄物に適した浅地中処分から高レベル放射性廃棄物の地層処分までの幅広い既往の処分概念の特徴等に関する情報の整理、事故廃棄物の特徴に基づく事故廃棄物が及ぼす処分への影響の調査検討及びそれらを踏まえた処分の安全評価手法（シナリオ、モデル、パラメータ、解析ケース等）の整備検討を行う。また、これらの検討に基づき、処分の安全評価を通じて、処分を安全に成立させるための条件等、適切な処分方法を選定するための検討を行い、実現可能な安全かつ合理的な処分方法を選定する。この処分の研究は、原子力工学の知見だけでなく、数学（解析技術）、工学(処分施設設計）、化学(溶液化学等）、保健物理などの多様な分野の知見を総合的に活用する研究である。（2）応募資格（3）テーマ担当者大学学部卒業（見込）者又は大学院修士課程修了（見込）者又は博士課程修了見込者芦田　敬福島研究開発部門　廃炉国際共同研究センター　廃棄物処理処分ディビジョン廃棄物処理処分技術開発グループ TEL: 029-282-1133（内線60660）（4）関連するHP 102 （1）募集テーマ http://fukushima.jaea.go.jp/index.html 福島第一原子力発電所事故時の事故進展詳細解析燃料溶融挙動解析グループでは、国内外の様々な研究開発機関・大学と協力して東京電力㈱福島第一原子力発電所事故における燃料溶融移行挙動評価及び既存炉・将来炉の安全性向上のための研究に取り組んでいる。本テーマでは、シビアアクシデント解析コードやプラントデータを用いた福島事故時の炉心溶融移行進展挙動解析及びコードの高度化、要素過程に関する試験等を実施する。（2）応募資格（3）テーマ担当者大学院修士課程修了（見込）者又は博士課程修了見込者倉田　正輝福島研究開発部門　廃炉国際共同研究センター　事故進展挙動評価ディビジョン TEL: 029-282-5858 （4）関連するHP http://fukushima.jaea.go.jp/initiatives/cat05/pdf/clads_pamphlet.pdf 103 （1）募集テーマシビアアクシデント時の燃料集合体と構造材の反応過程の研究燃料溶融挙動解析グループでは、国内外の様々な研究開発機関・大学と協力して東京電力㈱福島第一原子力発電所事故における燃料溶融移行挙動評価及び既存炉・将来炉の安全性向上のための研究に取り組んでいる。本テーマでは、燃料集合体破損に関連する燃料集合体と構造材の反応過程の詳細解析モデル開発、データ取得試験及び取得したデータの熱力学的評価を実施する。（2）応募資格（3）テーマ担当者大学院修士課程修了（見込）者又は博士課程修了見込者倉田　正輝福島研究開発部門　廃炉国際共同研究センター　事故進展挙動評価ディビジョン TEL: 029-282-5858 （4）関連するHP http://fukushima.jaea.go.jp/initiatives/cat05/pdf/clads_pamphlet.pdf 平成２９年度新卒職員研究職採用募集テーマ 104 （1）募集テーマ軽水炉の燃料及び熱水力安全に関する研究軽水炉の冷却や出力制御システムに異常が発生した場合の燃料や原子炉システムの挙動を模擬する大規模実験及びシミュレーション解析等により、事故の進展や影響を評価する手法を確立するための研究を行う。これにより、異常をシビアアクシデントに発展させないための条件の明確化や影響を抑制するための対応策の有効性評価等に役立てる。主な研究テーマは以下のとおり。 [燃料に関する研究] ①実際に軽水炉で使用されている燃料をNSRR等の研究炉を用いて照射し、出力異常事故等を模擬した条件で燃料の破損条件や壊れた場合の影響を調べる実験 ②冷却が失われシビアアクシデントにいたるまでの燃料の状態変化に関するホットラボ施設等を用いた実験 ③実験結果に基づく燃料挙動モデルやシミュレーションコードの開発 [熱水力安全研究] ④大型非定常実験装置(LSTF)を用いた熱流動実験：軽水炉の冷却装置をほぼ実寸で模擬した大型試験装置を用いたシステム実験。電源喪失事故時の安全対策の有効性の検討等を実施 ⑤大型格納容器試験装置(CIGMA)を用いた格納容器内での事故時の熱水力挙動の研究 ⑥新たに開発中の炉内個別熱流動試験装置を用いたスケーリング(実機への適用性)の解明等のための研究 ⑦実験結果に基づく解析モデルやシミュレーションコードの開発（2）応募資格（3）テーマ担当者大学学部卒業（見込）者又は大学院修士課程修了（見込）者又は博士課程修了見込者与能本　泰介安全研究・防災支援部門　安全研究センター　原子炉安全研究ディビジョン TEL: 029-282-5263 （4）関連するHP http://www.jaea.go.jp/04/anzen/index.html 105 （1）募集テーマ軽水炉機器の材料劣化・構造健全性評価手法の高度化研究最先端のシミュレーション技術を駆使した解析、材料試験炉（JMTR）や各種材料詳細分析装置類を利用した実験を、豊富な国内・国際ネットワークと連携を図りつつ実施する。この研究により、長期間の運転に対応した原子炉材料の経年劣化挙動の予測評価手法及び設計における想定を超えた事象まで含めた軽水炉機器の構造健全性評価手法の高度化を図り、人と環境を守り安全で安心な社会の再構築に貢献する。主な研究テーマは以下のとおり。 ①JMTRによる原子炉構造材料の中性子照射、並びにミクロ組織分析と計算機シミュレーション ②ミニチュア試験片から大型試験体までを用いた破壊靭性試験等による実験的研究 ③原子炉圧力容器や配管等の安全上重要な経年機器の構造健全性評価や破損確率評価に関する解析的研究 ④経年設備のき裂進展や破壊強度等に係る実験的研究（2）応募資格（3）テーマ担当者大学学部卒業（見込）者又は大学院修士課程修了（見込）者又は博士課程修了見込者西山　裕孝安全研究・防災支援部門　安全研究センター　材料・構造安全研究ディビジョン TEL: 029-282-5044 （4）関連するHP http://www.jaea.go.jp/04/anzen/index.html 平成２９年度新卒職員研究職採用募集テーマ 106 （1）募集テーマ原子炉のリスク評価及び原子力防災に関する研究シビアアクシデント時における炉心溶融進展や放射性物質の移行挙動について、実験や先進的な解析等に基づいた評価モデルを作成し、それらをシビアアクシデント解析コードに反映する。シビアアクシデント解析コードから得られる放射性物質の環境放出量や気象・地形条件等を取り入れて、放射性物質による環境汚染や公衆被ばくを評価する。また、福島第一原子力発電所事故の進展を解析的に検討するとともに、公衆の被ばく線量を評価・管理する手法を高度化する。これらの研究を通じて、科学的・合理的なリスク評価や緊急時防護措置の最適化を目指す。主な研究テーマは以下のとおり。 ①シビアアクシデント進展解析コードの開発 ②オフサイト事故影響解析コードの開発 ③上記解析コード等を用いた緊急時防護措置の最適化や確率論的リスク評価 ④放射線被ばく評価・管理手法の開発（2）応募資格大学学部卒業（見込）者又は大学院修士課程修了（見込）者又は博士課程修了見込者（3）テーマ担当者丸山　結安全研究・防災支援部門　安全研究センター　燃料サイクル安全研究ディビジョン TEL: 029-282-5486 （4）関連するHP 107 （1）募集テーマ http://www.jaea.go.jp/04/anzen/index.html 核燃料サイクル施設等の安全性及び保障措置環境試料分析に関する研究核燃料サイクル施設における核燃料物質等による火災・爆発、臨界、高レベル廃液乾固等の事故における環境・作業者に与える放射性物質放出・放射線影響等によるリスクの研究を行う。リスクを評価する際には、事故の諸現象とその影響を計算シミュレーションにより評価するが、本研究ではシミュレーションに用いるモデルの高度化・検証実験等を行う。本研究には福島第一原子力発電所の燃料デブリ臨界管理に係る研究も含む。また、保障措置環境試料分析技術の開発についても取り組む。主な研究テーマは以下のとおり。 ①核燃料物質等の性状、取扱い条件等、事故に至るシナリオに関連するモデルの検討 ②事故進展に係るモデル（臨界事故時の反応度フィードバック等）の検討 ③事故に伴う放射性物質の放出・移行挙動のモデル（化学形の評価等）の検討 ④火災実験、改造中の臨界集合体STACYによる臨界実験、NUCEF等ホット施設を用いた核燃料物質等の詳細な組成分析等の実施とこれらのモデルによる計算結果との比較による検証 ⑤保障措置の強化・効率化を目的とする極微量核燃料物質の組成等の新規分析技術の開発（2）応募資格（3）テーマ担当者大学学部卒業（見込）者又は大学院修士課程修了（見込）者又は博士課程修了見込者桜井　聡安全研究・防災支援部門　安全研究センター　燃料サイクル安全研究ディビジョン TEL: 029-282-6845 （4）関連するHP 108 （1）募集テーマ http://www.jaea.go.jp/04/anzen/index.html 放射性廃棄物管理の安全性に関する研究放射性廃棄物処分の安全性を評価するため、処分システムが有するバリア機能の長期的な変遷、地質変動が地層中核種移行現象に及ぼす影響を定量的に探究する。主な研究テーマは、以下のとおり。 ①地下水組成、放射線、微生物などの因子をパラメータとした、金属や粘土等バリア材の長期腐食・溶解・劣化挙動のモデル化 ②火山活動、断層活動、海面変化など地質・気候関連事象が放射性廃棄物処分システムの熱-水理 -応力-化学に及ぼす影響の評価（2）応募資格（3）テーマ担当者大学学部卒業（見込）者又は大学院修士課程修了（見込）者又は博士課程修了見込者田中　忠夫安全研究・防災支援部門　安全研究センター　環境安全研究ディビジョン TEL: 029-282-6039 （4）関連するHP http://www.jaea.go.jp/04/anzen/index.html 平成２９年度新卒職員研究職採用募集テーマ 109 （1）募集テーマ原子力利用における安全性向上に向けた過酷事故解析のための研究開発福島第一原子力発電所の事故以降、原子力利用における継続的な安全性向上が求められている。過酷事故の発生や拡大を防止するための様々な事故対応技術開発が実施されているが、それらの技術の開発や有効性評価に必要な過酷事故の進展挙動の解明は十分に進んでいない。原子力機構は、原子炉の溶融進展過程に関する基礎的な技術知見の取得、現象のモデル化及び解析手法の開発を実施している。本テーマでは、以下のいずれかの研究課題を実施できる研究職を募集する。 ①核燃料と金属などの溶融凝固過程のモデル化及び解析手法開発 ②水や水蒸気と高温の溶融物質との相互作用に関するモデル化及び解析手法開発 ③溶融した核燃料とコンクリートとの反応過程に関するモデル化及び解析手法開発（2）応募資格（3）テーマ担当者大学院修士課程修了（見込）者又は博士課程修了見込者永瀬　文久原子力科学研究部門　原子力基礎工学研究センター軽水炉基盤技術開発ディビジョン TEL: 029-282-6386 （4）関連するHP 110 （1）募集テーマ http://nsec.jaea.go.jp/decom/decom2.html http://nsec.jaea.go.jp/ndre/ndre2/tfg/jp/index.html 廃棄物減容・有害度低減のための分離変換システムの実現に向けた研究開発使用済み核燃料中には、UとPu以外のアクチノイド元素（マイナーアクチノイド：MA）が含まれ、再処理によって核分裂生成物とともに高レベル放射性廃棄物として地層処分される計画になっている。しかし、MAには長半減期のアルファ崩壊核種が多いことから、廃棄体の発熱源であるとともに、潜在的有害度が超長期に渡る。このような背景から、原子力機構では放射性廃棄物の減容化・有害度低減のため、MAを分離し、短寿命核種に核変換する研究開発を進めている。この分離変換システムの実現に向け、本テーマでは、以下のいずれかの研究課題を実施できる研究職を募集する。 ①加速器駆動システム(ADS)による核変換システム実現に向けて、ADS概念検討、臨界性等の炉物理的課題解決、冷却材及びその取り扱い技術開発、構造材料の開発、J-PARCで建設を計画している核変換物理実験施設建設に向けた研究開発を実施する。 ②MAは繰り返しADSに装荷する必要がある。これを実現するための使用済みMA核変換用燃料を適切に処理する技術の研究開発として、溶融塩や液体金属を溶媒として用い、溶融塩電解などを主工程として分離回収を行う乾式処理法の技術開発、及び本技術に関わる基礎研究を実施する。 ③高レベル放射性廃液より分離したMAをADSに装荷するための燃料の製造技術、物性、燃料ふるまいに関する研究開発を実施する。研究対象とする燃料形態は、MAを高濃度で含有した窒化物、酸化物等のセラミックスであり、これらの物質について、燃料ペレット製造・ピン封入等の工学的要素技術開発と、燃料ふるまいの理解に必要な基礎物性研究を行う。（2）応募資格（3）テーマ担当者大学学部卒業（見込）者又は大学院修士課程修了（見込）者又は博士課程修了見込者森田　泰治原子力科学研究部門　原子力基礎工学研究センター分離変換技術開発ディビジョン TEL: 029-284-3691 （4）関連するHP http://nsec.jaea.go.jp/ndre/ndre3/trans/index.html http://nsec.jaea.go.jp/fme/group2/group2_index.htm http://nsec.jaea.go.jp/ndre/ndre3/ptcycle/profile-j.htm 平成２９年度新卒職員研究職採用募集テーマ 111 （1）募集テーマ高速大規模シミュレーションを可能とする高性能核計算コードの開発原子力機構が開発した核計算コードは参照解を与えるコードとして国内の多くの機関で広く利用されているが、その大規模体系への適応性及び高速演算性能のさらなる向上をのぞむ声は大変大きい。原子力工学において計算科学技術の重要性が益々増大する中で、原子力機構のコアコンピタンスとして核計算コード開発の技術を次世代研究者へ継承しながら、最新の計算機基盤に最適化したユーザーの必要とする新しいコードの開発、検証そして妥当性確認を実施することは重要である。本テーマにおいては、我が国の次世代標準計算コードシステムの開発を強力に推進するため、高速な大規模シミュレーションのための高性能核計算コードを研究開発する。（2）応募資格大学院修士課程修了（見込）者又は博士課程修了見込者（3）テーマ担当者須山　賢也原子力科学研究部門　原子力基礎工学研究センター核工学・炉工学ディビジョン　炉物理標準コード研究グループ TEL: 029-282-5827 （4）関連するHP 112 （1）募集テーマ http://rpg.jaea.go.jp/ 高温ガス炉システムの研究開発高温ガス炉は優れた固有の安全性を有し、電源や冷却材の喪失時においても、制御棒を挿入しなくても、原子炉は自然に停止し、冷却され、放射性物質の放出を抑止できる。また、９５０℃ という高温の熱を取り出せることから、発電のみならず高温熱供給、水素製造等幅広い熱利用が可能な原子炉である。そこで、高温ガス炉の実用化を目指して、以下のテーマについて研究開発を行う。 ①実用高温ガス炉システムの高効率化のために、高性能ヘリウムガスタービンの研究開発を行う。本研究開発では、CFDを用いた高度な伝熱流動解析と実験結果との比較により、ヘリウムタービンシステムの空力特性を解明する。また、併せて、HTTRガスタービンシステムの設計および安全評価を行う。 ②高温ガス炉の安全性の高度化を目的として、高温ガス炉の安全上の特長を反映した確率論的リスク評価手法、固有の安全性（物理現象）のみによる安全確保を目標とした革新的な安全概念等に関する研究開発を行う。 ③高温ガス炉の使用済燃料の発生量低減を目的として、高温ガス炉特有のセラミックス被覆燃料の高燃焼度化、高出力密度化に関する研究開発を行う。 ④高温ガス炉のさらなる安全性の向上を目的として、耐酸化性を向上させた黒鉛の酸化特性、照射特性等、キャラクタリゼーションに関する研究開発を行う。 ⑤高温ガス炉の利用形態の多様化を目的として、ウランのみならず、プルトニウム、トリウム等を核燃料とした炉心設計を行う。（2）応募資格（3）テーマ担当者大学院修士課程修了（見込）者又は博士課程修了見込者西原　哲夫原子力科学研究部門　高温ガス炉水素・熱利用研究センター小型高温ガス炉研究開発ディビジョン　原子炉設計グループ TEL: 029-266-7897 （4）関連するHP http://www.jaea.go.jp/04/o-arai/nhc/index.html 平成２９年度新卒職員研究職採用募集テーマ 113 （1）募集テーマ高速炉サイクルの実証技術の確立及び高レベル放射性廃棄物の減容化・有害度低減を目指した研究開発高速炉は、ナトリウムを冷却材としてプルトニウムの核分裂反応によってエネルギーを得るとともに、核燃料の再処理によって限られたウラン資源を飛躍的に有効利用し、放射性廃棄物の低減を可能にする。本テーマでは、高速炉の実証技術の確立と高レベル放射性廃棄物の減容化・有害度低減の２つの研究分野について募集する。高速炉の実証技術の確立では、更なる安全性の強化のため、炉心が溶融する過酷事故の防止について試験研究を行い、安全性評価に必要な現象の分析や解析評価手法を構築する。ナトリウムを用いた実規模試験施設や炉心損傷を模擬した物質移動をX線で観測する装置等最新の設備を使用する。さらに、高速炉の設計に反映するため、実証データに立脚した高温構造設計評価、燃料・材料、熱流動、炉心安全評価等の基盤技術の開発や機構論に基づく高速炉プラントシミュレーションシステムの開発等を、要素レベルから組み上げつつ行う。また、高速炉の確率論的評価手法に基づく信頼性評価や炉心特性・遮蔽特性・プラント特性の評価を行うとともに、高速炉プラントの耐震・構造評価、自然災害による影響評価、高温・高放射線環境下における高速炉機器の遠隔検査手法に関する研究などを行う。高速炉を用いた高レベル放射性廃棄物の減容化・有害度低減を目指した研究開発では、マイナーアクチノイド（MA）の分離に関する研究をはじめ、試験用燃料製造から高速中性子照射までの一連のMAサイクル実証試験等により、MAリサイクルの技術的成立性を評価する。また、高速炉を用いプルトニウム及びMAを柔軟かつ効果的に利用するための革新的な研究開発として、炉心設計研究、炉心設計手法開発、核燃料物性研究、MA含有燃料の照射挙動データ取得・評価及び高性能炉心材料開発を、国際協力を活用しつつ行う。（2）応募資格（3）テーマ担当者大学院修士課程修了（見込）者又は博士課程修了見込者小野　清高速炉研究開発部門　次世代高速炉サイクル研究開発センター　プロジェクト推進室 TEL: 029-267-1919（内線6470）（4）関連するHP 114 （1）募集テーマ http://www.jaea.go.jp/04/fbr/top.html 高レベル放射性廃棄物地層処分技術の基盤的研究開発我が国における、高レベル放射性廃棄物の地層処分事業及び国による安全規制の双方に必要な地層処分技術等に関する基盤的な研究開発として、国内外の研究機関とも協力しながら、地上の実験施設や地下研究施設を用いて以下の研究開発を実施する。 ①地下深部における地下水の動きや化学挙動、物質の移動現象、深部地下における微生物の挙動、岩盤の力学挙動などの解明 ②地質環境の長期変動予測（隆起、侵食、活断層、海水準等）に関する研究 ③分析技術の高度化（年代測定、モニタリング等） ④地下深部に設置する施設の設計、施工、閉鎖等の工学技術開発 ⑤人工バリア材料（ガラス、金属、粘土）等に関する技術開発、長期挙動の解明 ⑥放射性物質の溶解、収着等に関する物理的・化学的な現象理解 ⑦照射済燃料の挙動、臨界に関する解析・評価 ⑧先端計算機技術を利用した数学モデルの開発とシミュレーション、解析・評価 ⑨地層処分システムの長期安全性の評価手法の高度化（2）応募資格（3）テーマ担当者大学学部卒業（見込）者又は大学院修士課程修了（見込）者又は博士課程修了見込者柴田　雅博バックエンド研究開発部門　地層処分研究開発推進部　処分システム研究計画推進課 TEL: 029-287-3247 （4）関連するHP http://www.jaea.go.jp/04/tisou/toppage/top.html