3. 新型転換炉の開発
(1)概要

 新型転換炉は,軽水炉に比べて中性子経済にすぐれ,燃料利用率が高いことから重水減速炉,高温ガス炉等の開発が世界各国で進められている。
 重水減速型炉については,カナダが原子炉開発の当初からその開発を積極的に進めてきたが,重水減速加圧重水冷却型炉(CANDU-PHW)は,50万kwのものが数基運転されており,75万kWのものが75年臨界を目標に建設されている。
 カナダでは,さらにより経済性の優れた重水減速沸騰軽水冷却型原型炉の開発を新たに開始し,原型炉(CANDU-BLW電気出力25万kW)を1970年に完成したが,運転の安定性が悪いため,わが国の新型転換炉の概念を導入し,大型化をはかる計画を進めている。
 また,英国においても同じ重水減速沸騰軽水冷却型の原型炉(SGHWR電気出力10万kW)が1967年から順調に運転されている。
 高温ガス炉については,西独および米国がそれぞれ実験炉の建設,運転の経験をもとに電気出力30万kWの原型炉の建設を進めている。世界各国の新型転換炉開発計画を第7-3図に示す。
 わが国では,先に述べた基本方針および基本計画に基づき,核燃料の多様化と有効利用を図る観点から動力炉・核燃料開発事業団を主体に重水減速沸騰軽水冷却型炉の開発が進められている。
 わが国の新型転換炉の開発計画を第7-4図に示す。

(2)原型炉の建設

 原子力委員会は,「新型転換炉評価検討専門部会」を設置して原型炉建設の具体的計画について評価検討をおこない,昭和44年10月原型炉の建設に着手することが適当である旨決定を行なった。
 これに基づき昭和45年11月,原子炉設置が許可され,福井県敦賀市において工事に着手した。
 昭和47年度までに主要土木工事をほぼ終了し,48年6月には格納容器の組立を完了した。臨界目標は昭和50年末である。
 新型転換炉原型炉の主要仕様を第7-3表に示す。

(3)研究開発

イ 炉物理研究

 重水および軽水の2領域に関する基礎的な炉物理データを得るための2領域臨界実験を昭和45年度までに終了し,つづいて大型重水臨界実験装置(DCA)を用いてウラン燃料による実験も終了し,ひきつづきプルトニウム燃料による実験を行なっている。

ロ 伝熱流動

 大型熱ループ(HTL)を用い,炉心熱水力学データの確認,燃料チャンネル内の伝熱流動特性に関する実験を行ならとともに,第2次設計燃料によるバーンアウトマージンの確認,リング状スペーサーの影響等燃料の健全性確認実験を行なった。このほか,燃料集合体の流動抵抗実験,振動試験等も実施された。

ハ 主要機器,部品の開発

 圧力管およびカランドリア管と異種金属の接合部,シールプラグ等の試作開発をひき行ない熱衝撃試験等性能試験を行なうとともに,部品機器試験施設(CTL)により圧力管集合体の耐久試験を行なった。また主蒸気隔離弁,1次冷却系の逆止弁,再循環ポンプの軸封装置,制御棒駆動機構等の試作およびこれらの機能試験をひきつづき行なった。
 さらに,燃料交換機については,実規模試作機を完成し,作動試験を開始した。

ニ 燃料,材料の開発

 原型炉燃料については,燃料集合体の強制振動試験,フレッティング腐食試験,耐久試験を行なった。
 また,日本原子力研究所の材料試験炉(JMTR)等で試作燃料の照射試験を行なうとともに実規模の燃料集合体の照射を英国のSGHWRで行なった。
 材料については,圧力管およびカランドリア管の引渡試験,破壊検査等炉外評価を行なうとともに,JMTRによる照射試験を行なった。

ホ 安全性

 安全性実験装置を用いて,1次冷却系の破断実験,非常冷却系の作動試験,主蒸気管破断実験を行なった。
 また,主蒸気隔離弁と逆止弁に関する性能,耐久性実証試験を行なった。
 その他耐震設計コード,事故解析コード等の整備を行なった。


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