第5章 新型炉と核融合の研究開発
1.新型転換炉

 我が国における新型転換炉の開発は,昭和42年に設立された動力炉・核燃料開発事業団が,内閣総理大臣の定めた「動力炉開発業務に関する基本方針」及び「同基本計画」に従って実施している。
 新型転換炉は,減速材として中性子吸収の小さい重水を使用するため,核燃料の利用効率が高く,また,高速増殖炉の実用化までに,軽水炉燃料の再処理によって大量に生ずるプルトニウムを有効に燃焼させることができるという特徴を持っている。

(1)実験炉の建設

 実験炉は,我が国初のナトリウム冷却型高速増殖炉であり,この設計,建設,運転を通じて高速増殖炉に関する技術的経験を蓄積するとともに,完成後は,燃料,材料等の照射施設として利用することを目的としている。
 実験炉については,昭和45年2月,原子炉等規制法に基づく設置が許可され,茨城県の大洗工学センターにおいて建設を進めてきた。昭和48年度までに土木建設工事を終了し,昭和49年末には機器据付けを完了し,昭和52年度当初の臨界を目標に,昭和50年1月から総合機能試験を実施しており,本年2月からはその最終段階であるナトリウム充填状態での機能試験を開始した。

(2)研究開発

 新型転換炉の研究開発は,原型炉の運転開始が近づいている現段階にあって,機器,材料の先行確認試験及び運転,保守に係る研究開発を主体に進めており,その成果は原型炉の建設,起動試験,運転管理等に効果的に反映される。
 また,動力炉・核燃料開発事業団と,カナダ及び英国との重水炉に関する協力が続けられている。
① 設計研究
 設計コードの改良,炉心性能評価法の開発,大型炉の基本構想の取りまとめを行う新型転換炉評価研究等を実施している。
② 炉 物 理
 大洗工学センター重水臨界実験装置(DCA)を用いて,25cm格子ピッチ・プルトニウム燃料装荷炉心についての特性実験を実施し,冷却材ボイド反応度,局所出力係数の測定を行った。
③ 伝熱流動
 大洗工学センターの大型熱ループ(HTL)を用いて,実物大模擬燃料集合体によるバーンアウト実験を行い,並列流路安定性等の各種試験を実施した。
④ 主要部品,機器
 カランドリア管材料の照射試験,耐久試験用シールプラグの試作開発,圧力管モニタリング装置の総合モックアップ試験等を行ったほか,大洗工学センターのコンポーネントテストループ(CTL)における圧力管,燃料集合体,シールプラグ等の二相流耐久試験を継続して実施した。
⑤ 燃料・材料
 原型炉燃料の照射試験を日本原子力研究所の材料試験炉(JMTR),ノルウェーのハルデン炉及び英国のSGHWR原型炉等の炉で引き続き実施し,一部照射の終了したものについて照射後試験及び解析を行った。
 また,特殊燃料集合体の5次試作,Zr-Nb合金スペーサの試作等を行った。
⑥ 安 全 性
 大洗工学センターの安全性試験施設において,冷却材喪失事故時の過渡特性試験として,入口管破断実験,再冠水実験及び破断検出法の試験を実施したほか,安全性解析コードの改良整備,供用期間中検査装置の試作開発,トリチウム除去試験等を行った。
⑦ プラント特性解析
 熱出力分布の詳細解析及び燃料性能の把握等を実施した。
 なお,原子力委員会の「新型動力炉開発専門部会」においては,今後,実証炉の概念設計及びこれに必要な研究開発を進めるとの結論を得ている。


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