１ 在来型動力炉
原子力委員会は,在来型導入炉の国産化および改良については,経済性が実証されたものであり,技術導入により建設されるものであるので,主としてこれを民間に期待するものとし,政府としては燃料および安全性に関する研究開発について必要な措置を講ずべきであると考え,この方針のもとに研究開発を推進した。
原研では,原子力委員会の方針に従い,動力炉技術の育成,発展,原子力発電所運転,管理要員の訓練等の目的で建設された軽水型の動力試験炉(JP DR)を用いて軽水炉燃料の国産化技術の確立をはじめ,わが国における軽水炉技術水準の向上に資するため40年6月,JPDR-IIプロジェクトを設定した。
このプロジェクトは,燃料の設計,製造,照射および照射後試験ならびに関連技術の研究開発を有効に集約して,JPDRを現在の自然循環方式から強制循環方式に改造し,出力密度をほぼ2倍の約45キロワット/リットルに上昇させることによって,高出力燃料の開発をはじめ軽水炉技術の向上を期するものである。
研究開発のスケジュールは,42年度末まで現在の自然循環方式で動力試験炉を運転し,43年に強制循環方式に改造し(開発前段階),強制循環改造後は従来の燃料を高出力燃料に取り変え,46年度末までに現在の2倍の出力密度を得る計画である(開発後段階)。
開発前段階においては,現在の国産燃料の試験用燃料集合体(テスト・アッセンブリ)および高出力燃料テスト・アッセンブリの製造照射および照射後試験を行ない,高出力用燃料の開発に必要な資料を得ることとなっている。
開発後段階においては,前段階にひきつづき,高出力燃料テストアッセンブリの製造,照射および照射後試験を行ない,その結果にもとづいて必要な改良を加え,最終的な高出力用燃料を得る計画である。
以下,原研のJPDRによる研究開発を含め,国立試験研究機関における試験研究民間における原子力平和利用研究費補助金および同委託費による研究開発等の概略を述べる。
（１）燃料加工
燃料国産化の第1段階として,前年度にひきつづき民間企業5社ならびに原研および公社が共同で,JPDR用テスト・アッセンブリー No.1を2組製作し,40年9月,JPDR炉心内に挿入した。これは順調に燃焼中であり,41年2月末現在,燃焼度は約550メガワット日/トンであると推定されている。このテスト・アッセンブリー NO.1は,41年末まで照射され,炉内から取出され,冷却されたのち,原研のホットラボラトリにおいて照射後試験が行なわれる予定である。
高出力用燃料として原研で試設計したテスト・アッセンブリー NO.2は,燃焼セグメントを1本1本取りはずし得る可動型と取りはずし得ない固定型の2種類がある。これらの設計構造は,原研,公社,大学および民間各原子力グループの技術者からなる原研のJPDR研究委員会において種々検討されたものであり,それらの検討結果にもとづき,燃料セグメントが民間5社に発注された。このテスト・アッセンブリNo.2は,2.6%と5.9%濃縮の二酸化ウランからなるセグメントをまぜて組立られることになっている。
動力炉用燃料の組立加工に関する研究開発については,39年度からひきつづき民間企業に対して原子力平和利用研究費補助金による助成が行なわれている。これらの研究は,今後わが国に建設される発電用原子炉の燃料供給をねらいとし,六ふっ化ウランから二酸化ウランへの転換,燃料セグメントの製造,燃料アッセンブリの組立加工,炉外確性試験と一連の核燃料製造技術の確立を目的とするものである。
組立加工技術の確立と並行して,38年度からひきつづき二酸化ウラン燃料の照射試験が行なわれている。これは,民間企業5社が製造した二酸化ウラン燃料について米国の材料試験炉で照射試験を行ない,照射後,わが国に持ち帰り,原研で照射後試験を行なうものである。これら二酸化ウラン燃料には,ペレット燃料はもちろん,振動充填燃料,バーンナブルポイズンいり燃料も含まれ,年々照射条件を上げた研究が行なわれている。
また,JPDR,原電東海発電所等の原子炉から取り出された燃料の照射後試験を行なうため増設された原研のホットラボラトリは,前年度にほぼ内装が完了し,現在,東海発電所燃料の照射後試験が行なわれている。
一方,わが国は,37年度以来米国との間に核燃料の研究等に関するニューズレターの交換および二酸化ウラン燃料等の研究に関する研究会議を行なってきたが,40年度には新たに技術者の交流を行なうことになった。
（２）被覆材
ジルカロイ被覆管については,民間企業においてその品質向上のために,製造工程中でとくに問題の多い冷間加工工程に関して再検討が行なわれてきた。その結果,小口径パイプ・レデューサの採用,潤滑法および熱処理法の改良等により,従来に比較して,きずの少ない被覆管をかなり歩留りよく製造できるようになったので,JPDR用燃料国産化計画にそってすすめられている燃料アッセンブリNo.1用として160本のジロカロイ管が民間企業に発注された。しかし公社において,これらの被覆管のオートクレーブ試験が行なわれた結果,被覆管の曲り,強度の低下などの問題があることが明らかとなった。これらの原因は,国産ジルコニウム合金中の酸素含有量が少ないことにあるものとみられ,その後,高酸素ジルコニウムビレットを輸入し,加工試験を実施した結果,仕様を十分満足する性能を得ることができた。
JPDRテスト・アッセンブリNo.2に使用されるジルコニウム被覆管として50本が,40年12月,国内メーカーに試作発注され,41年2月,原研に納入された。現在,公社において検査が行なわれているが,これらは,輸入品と同等の性能を有するものと思われている。
軽水炉に使用される継目なしのオーステナイト系ステンレス鋼被覆管については,要求される寸法精度のものが国産しうるまでにいたつた。
このほか,原研において,マグノックス合金,ジルコニウム,アルミニウム,ベリリウム,ニオブとその合金などについて腐食試験,照射試験等の基礎研究が行なわれている。また,科学技術庁金属材料技術研究所において,ベリリウムの純度と加工性の問題について研究が行なわれている。
（３）圧力容器
圧力容器用鋼の中性子照射の影響に関し,社団法人日本鉄鋼協会では,38年及び39年の両年度にわたって,原子力平和利用研究費補助金により,国産圧力容器用マンガン-モリブデン鋼(ASTMA302B鋼)の母材,溶接部および溶接熱影響部について,ベルギーの材料試験炉BR-2で照射を実施中であったが,41年3月にこれらの照射試験を終了した。また,国産ニッケル-クローム-モリブデン高張力鋼(HY-80系,HY-100系)の照射試験を前年にひきつづきベルギーBR-2で実施している。
原子炉容器用厚板の脆性破壊に関し,運輸省船舶技術研究所(船研)では,前年度にひきつづき,4000トン,テストリグを用いて,圧力容器用マンガン-モリブデン鋼およびその溶接部の脆性破壊試験ならびにニッケル-クローム-モリブデン系高張力鋼およびその溶接部の脆性破壊試験を実施している。
圧力容器の製作に関しては,超厚板鋼の熱処理特性,加工性および溶接特性についての試験が前年にひきつづき,原子力平和利用研究費補助金により民間企業において行なわれた。
また,原研の材料試験炉(JMTR)用圧力容器の設計,製作の一環として,13分の1モデルによる応力試験が,民間企業において行なわれた。
（４）安全性および安全系機器
冷却材喪失事故時における軽水炉用燃料被覆管の安全性に関する試験が,原子力平和利用研究委託費を受けて関係各機関および民間企業の共同により実施されている。40年度は,とくに事故後の燃料被覆管の安全性について行なわれた。
原子炉用圧力容器の安全基準に関する研究については,ノズル取付部および支持スカート取付部の構造強度および高応力疲労ならびに圧力容器の製造熱履歴による脆化についての試験研究が,38年度からひきつづき,(社)日本機械学会および(社)日本溶接協会において,原子力平和利用研究委託費を受けて実施されている。
炉心スプレイ,格納容器スプレイ,圧力抑制装置等安全機器の性能限界を評価するために必要な資料がわが国には不足しているので,原子炉の安全評価をより適正に行なうことを目的として,38年度から原子力平和利用委託費によりこれらに関する研究が継続して実施されてきた。40年度には,軽水炉の炉心スプレイ冷却効果,冷却材喪失事故時における冷却水の流出現象,圧力抑制装置の機能,格納容器スプレイによるよう素およびよう素化合物の水洗効果,活性炭素フィルタによるよう素の吸着性能等に関する研究が,民間企業において実施された。
耐震性に関する研究は,諸外国ではあまり実施されていないが,わが国には地震が多いため,耐震性は原子炉設置の際に重要な問題となるので,この種の研究を看過することができない。このため39年度にひきつづき,40年度も原子炉施設構築物の地震時における振動特性に関する試験研究が,(社)日本建築学会において実施された。
軽水炉の熱設計において必要なバーンアウトに関する研究は,(社)日本機械学会および民間企業において実施された。さらに,原子炉安全回路の信頼度向上,制御板等価反応度のパルス法による解析,焼損熱流束に対する冷壁効果,炉物理実験用多元パラメータ解析装置の試作等の研究が原子力平和利用研究補助金を受けて,民間企業において行なわれた。
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