原子力に係る安全性確保に関する試験研究は,日本原子力研究所を中心として,国立試験研究機関及び原子力平和利用研究委託費による民間機関への委託研究によって実施されているほか,新型動力炉に関する安全研究が動力炉・核燃料開発事業団において行われている。
原子力施設の安全研究については,日本原子力研究所を中心として軽水炉の安全研究を行っている。
日本原子力研究所では,主として冷却材喪失事故,反応度事故等における現象の解明に関する研究と,これらの事故時の安全評価のための安全解析コードの開発及び原子炉燃料,材料の安全性に関する研究等を行っている。
冷却材喪失事故に関する研究については,昭和45年度から昭和47年度までROSA-I計画として,冷却材喪失事故試験装置(ROSA:Rig of Safety Assessment)を用いて実験を行い,原子炉一次冷却系配管破断事故時の冷却材喪失過程の諸現象について解明を行った。昭和48年度からはROSA-II計画として冷却材喪失事故時の非常用炉心冷却装置(ECCS: Emergency Core Cooling System)の効果に関する実験研究を行っている。
反応度事故に関する研究としては,反応度異常上昇時の炉内燃料の挙動,溶融の状態,燃料破損に伴う破壊エネルギーの発生機構等について核的安全性の実証研究を行うため,安全性研究炉(NSRR:NuclearSafetyResearch Reactor)の建設を行った。
また,軽水炉燃料の健全性,信頼性の向上を図るため,実用燃料の照射後試験を行うことを目的とした実用燃料照射後試験施設の建設を昭和49年度より日本原子力研究所の主な原子力施設安全研究より開始した。
日本原子力研究所は以下の国際共同研究に参加している。
国立試験研究機関においては,安全性確保に必要な基礎的研究を実施している。
科学技術庁金属材料技術研究所では原子炉用金属材料の腐蝕防食に関する研究,運輸省船舶技術研究所においては原子炉圧力容器の内圧破壊,原子炉圧力容器用新鋼材の安全評価,亀裂波測定による非破壊検査法等に関する研究,自治省消防研究所では核燃料輸送容器の火災対策に関する研究,建設省建築研究所においては,動力炉用コンクリートの安全基準に関する研究等をそれぞれ行っている。
原子力平和利用研究委託費においては主として原子力施設の安全基準の作成あるいは安全評価を行ううえでの基礎資料を得ることを目的として研究を行っている。昭和48年度及び昭和49年度には原子力施設の安全基準に関する研究として,原子炉耐圧部の不安定破壊の究明,原子炉材料の疲労とクリープの相互効果を考慮した構造設計基準に関する研究,使用済燃料輸送容器の耐火性に関する試験研究等を実施し,安全基準検討のための基礎資料を得た。
原子力施設の安全評価に関する研究としては,二酸化ウランペレットの熱変形に対する安全性の研究,超音波探傷法,電気抵抗法による供用期間中検査法に関する基礎的研究等を行った。
このほか,原子炉や再処理施設から排出される気体状,液体状の放射性廃棄物の放出低減化の研究を動力炉・核燃料開発事業団において進めるほか,原子力平和利用研究委託費による民間研究委託によって実施している。
なお,原子力委員会は,原子力発電の実用化の進展に伴い,原子力施設の安全研究が今後ますます重要となってくることに鑑み,昭和49年8月「原子炉施設等安全研究専門部会」を設置した。
同部会の所掌事項は,
① 安全研究計画の企画,立案及び調整
② 安全研究の成果の評価及び活用
③ 安全研究に関する国際協力
であり,当面軽水炉施設の安全研究及び再処理施設からの放出低減化の研究について検討を進めている。
動力炉・核燃料開発事業団では,新型転換炉及び高速増殖炉に関する安全研究をその開発プロジェクトの一環として実施している。新型転換炉については,一次冷却系の破断試験による冷却材喪失現象の解明,非常用炉心冷却系の有効性の確認試験,主蒸気管破断試験事故時の諸現象の把握等を引き続き総合的に実施した。また,高速増殖炉については,再臨界事故時に炉心で発生する機械的エネルギーに対する耐衝撃構造試験,一次冷却系配管の信頼性試験,燃料破損伝播試験,バックアップ炉停止機構試験,燃料の照射試験等を実施した。
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