第5章 安全性の確保

§4 安全性確保に関する研究

 原子力施設の安全性に関する研究は,日本原子力研究所を中心として動力炉・核燃料開発事業団等において行なわれている。
 日本原子力研究所においては,昭和46年度においても前年度に引続き各種の安全性研究が実施された。すなわち,原子炉事故に関する熱工学的研究については軽水炉冷却喪失試験装置(ROSA)を用いて冷却材喪失事故時における非常用炉心冷却設備(ECCS)の作動前の事故現象についての各種実験が行なわれた。
 さらに,反応度事故実験装置(NSRR)については,昭和47年度からの設置に備えて,現在準備が進められている。
 さらに動力試験炉(JPDR)圧力容器の安全性については,圧力容器モデルを用いたクラックの伝播に関する研究を実施するとともに,圧力容器材料の腐食疲労試験を実施し,クラックの発生,成長および停滞などを追求した。核分裂生成物(F.P)の放出に関する研究については,温度による放出率の変化,ヨウ化水素の気相安定性,核燃料エアロゾルの挙動,各種チャコール・フィルターの性能等につき試験研究を行なった。
 動力炉の開発に伴う安全性研究については,動力炉・核燃料開発事業団が新型転換炉(ATR)につき冷却材喪失事故時のブロー・ダウンの実験研究,非常用炉心冷却設備の効果に関する予備的実験を行ない,また高速増殖炉(FBR)におけるナトリウム過渡沸とう試験,内部構造物を含む炉容器の耐衝撃実験,エアロゾルの挙動捕集実験,原研のJRR-2に設置するナトリウムインパイル・ループの建設等を実施した。
 原子力平和利用研究委託費においては,原子炉配管系のうち,分岐管およびわん曲管についてピーク応力指数を求める研究を行ない,これらの配管系の設計基準作成のための資料を得た。また,原子力施設の耐震設計に関するものとしては,主として配管系の強制振動破壊試験を行ない,実験と計算の比較を行なった。軽水冷却型動力炉用安全弁の漏洩率についても,各種の条件について試験し必要な基準値を求めた。燃料関係では,ガドリニア入り2酸化ウラン燃料の照射挙動に関する研究および軽水炉用ジルカロイ被覆管の炉内照射の影響に関する研究を実施した。さらに原子炉の運転に関して,炉心の異状信号を検出,判定する方法を開発し,原子力発電所の異状検出,判定システムのための基礎資料を得た。使用済核燃料輸送容器については,1/2キャスクモデルによる突起物上への落下衝撃試験を行ない,キャスクの内,外胴板の強度設計および安全評価に必要な資料を得た。放射性廃棄物の処理処分に関する研究としては,セメント固形化および核種の溶出,地下移動現象に関する研究を行なった。さらに放射線障害防止に関しては,放射線被曝を受けた後の障害の回復を促進する有効な物質の開発に関する研究,密封された放射性同位元素の検査基準に関する研究を行なった。
 なお,安全性研究について,昭和47年2月,米国原子力委員会から国際協力の申入れがあり,現在,その実現に向って折衝をつづけている。


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