第Ⅱ部 原子力開発利用の動向
第7章 新型炉と核融合の研究開発

2 新型転換炉

 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,軽水炉燃料の再処理によつて得られるプルトニウムを有効に利用することができるとして特徴を持つている。
 我が国における新型転換炉の原型炉開発は,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」に従つて実施している。
 また,実証炉の研究開発については,昭和51年8月の原子力委員会新型動力炉開発専門部会における「今後実証炉概念設計及びこれに必要な研究開発を動力炉・核燃料開発事業団において進める」との方針に基づき同事業団において進める。

(1)原型炉の建設,運転
 原型炉(ふげん)は,昭和45年12月に着工し,機器据付を52年6月に終了し,昭和53年3月20日燃料集合体22体により初臨界に達した。その後53年7月に電力系統へ初併入を行い送電を開始した。現在順調に起動試験を行つており,昭和54年3月末には定常運転に入る予定である。

(2)研究開発
 新型転換炉の研究開発は機器,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た。

①設計研究
 構造設計研究,設計コードの改良を行うとともに,実証炉について概念設計を行う等評価,検討を実施した。

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,原型炉の運転のための炉物理実験を行うとともに,大型炉心の評価に必要な炉物理実験を進めた。

③伝熱流動
 大洗工学センターの大型熱ループ(HTL)を用いて原型炉運転のための伝熱流動試験を行うとともに大型炉の燃料集合体の評価に必要な伝熱流動研究を行つた。

④主要部品,機器
 カランドリア管材料の照射試験,圧力管と異種金属との接合部,圧力管モニダリング装置運転保守設備の試作開発を行つているほか,大洗工学センターのコンポーネント・テストリープ(CTL)における圧力管,燃料集合体,シールプラグ等の耐久試験を継続して実施した。

⑤燃料・材料
 燃料の照射試験を日本原子力研究所の材料試験炉(JMTR)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実施し,また実機特殊燃料集合体の製作,圧力管材の照射試験,試験検査等を実施した。

⑥安全性
 大洗工学センターの安全性試験施設において,入口管破断試験,再冠水試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,トリウム除去試験等を実施した。

⑦プラント特性試験
 原型炉の熱出力分布の詳細解析を行つた。


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