§４ 在来型炉の研究開発軽水炉等在来型炉については,国産化の促進,改良のため,各種燃料集合体が試作されたほか,圧力容器,安全系の機器等についても,経済性の向上および技術的実証性の確立のための研究開発が行なわれた。
（１）燃料
燃料国産化のための研究開発は,原研,動燃事業団および民間等により,原研の動力試験炉(JPDR),ノールウェーのハルデン炉,米国の材料試験炉等を用いて行なわれている。
原研においては,動燃事業団および民間との共同研究として,試作燃料集合体No.1,No.2を各2体製作し,JPDRで照射したのち,照射後試験を行なうこととしている。
No.1については,40年9月,装荷されていたが,このうち1体は,42年2月に取り出され,照射後試験を行なうため,プールで冷却中である。なお,他の1体は,現在照射中である。
No.2については,高出力用燃料として,燃料セグメントを取りはずせる可動型と,これができない固定型の各1体が試作された。可動型については,42年3月,装荷されたが,同年6月,取り出され,燃料セグメントの組み合せを変えて,再び装荷され,現在,照射中である。固定型については,42年6月,装荷され,現在,照射中である。
原研においては,この試作燃料集合体の照射試験等による国産化研究をすすめるとともに,実用炉に使用する燃料の安全性の実証,製造技術および検査技術の確立を目標として,40年6月,JPDR-II計画に着手した。この計画は,JPDRの出力密度を2倍にあげ,熱出力9万キロワットの炉に改造せんとするものである。41年度までに概念設計,試作燃料の照射,熱水力試験,計算機制御等の開発試験が行なわれてきたが42年度には,炉心設計,炉内構造設計,プラント設計を行なうとともに,JPDR-II高出力密度炉心特性を明らかにするため,制御棒計算および各種コードの開発と計算が行なわれた。
また,原研においては,国内の燃料製造技術の向上に資するとともに,JPDR-II計画を円滑に推進するため,ノールウェ-のハルデン炉において,試作燃料集合体の照射試験を行なうこととした。このため主に材料特性を試験するため,ハルデン炉用燃料集合体No.1を試作し,42年4月,ハルデン炉に送っていたが,この照射が10月より開始された。
さらに,原研においては,材料特性および熱的特性を試験するため,ハルデン炉用燃料集合体No.2を試作し,42年12月,ハルデン炉に送った。
民間においては,原子力平和利用研究費補助金(補助金)により,JPDR燃料等の加工技術の習得がはかられるとともに,米国の材料試験炉等を用いて,燃料の照射試験がすすめられ,ペレット燃料,振動充填燃料,バーナブルポイズン入燃料等について,確性試験が行なわれている。
（２）被覆材
被覆管については,補助金により,民間において,ジルカロイ薄肉燃料被覆管の製造および材質改善に関する研究,燃料被覆管用ベリリウム合金の開発,金属バナジウムの製造試験,および薄肉燃料被覆管端栓の抵抗溶接法に関する試験研究等が行なわれた。
このほか,原研,国立試験研究機関,大学等において,マグネシウム,ジルコニウム,アルミニウム,ベリリウム,ニオブならびにこれらの合金などについて腐食,照射特性等の基礎研究が行なわれた。
（３）圧力容器
圧力容器については,(社)日本鉄鋼協会において圧力容器用鋼材の中性子照射の影響に関し,補助金により国産圧力容器用マンガン-モリブデン鋼(ASTMA302 B鋼)の母材,溶接部および溶接熱影響部について照射前および照射後試験が行なわれてきたが,42年度は,これらを基礎として,高張力鋼材の照射前および照射後試験が行なわれた。また,運輸省船舶技術研究所(船研)では,原子炉圧力容器用厚板鋼材の脆性破壊に関し,41年度にひきつづき,3,000トン疲労破壊試験装置等を用いて,ASTMA302 B鋼およびニッケル-クローム-モリブデン高張力鋼(HY-80鋼)の焼入れ,焼戻し処理された母材の脆性破壊試験が行なわれた。
（４）安全性および安全系機器
原子炉の安全性に関する研究については,原研において,熱工学的安全性に関し,発熱体のバーンアウト試験,流路沸騰機構,非定常熱特性を考慮した場合のフイン付管の温度応答特性の研究が行なわれ,また,冷却材喪失事故を解明するため,大型モックアップ装置の建設が計画されており,その一環として,2相臨界実験装置の設計がすすめられている。
さらに,核分裂生成ガス放出については,照射済み二酸化ウラン燃料の加熱により放出されるキセノン-133等の測定等が行なわれた。軽水型原子炉施設については,フィルターの性能向上のための研究が行なわれたほか,しゃへい性能実験,耐震構造の研究が,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,委託費により,(社)日本溶接協会において,原子炉圧力容器および一次冷却系配管について低サイクル疲労破壊を考慮した構造設計基準,溶接部の脆性破壊検査基準の確立に資するための試験が行なわれた。
原子力施設の耐震性に関する研究については,委託費により,(社)日本機械学会において,圧力容器および配管系に対し振動解析の方法を適用した研究が行なわれた。
また,原子炉内での有機ヨウ素の生成機構および挙動に関する研究が行なわれた。
このほか,大学,民間等において委託費により,核燃料物質等取扱施設における個人用ダストサンプラーの研究,使用済燃料輸送容器の熱除去の研究,原子炉パルス運転による反応度事故についての研究が行なわれ,また,補助金により改良型ガス冷却炉の安全性に関する研究,制御板等価反応度のパルス法による測定および解析の研究等が行なわれた。
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