第2章 安全の確保,安全の実証及び環境保全のための調査研究等
1 原子力の安全研究

(1)原子力施設の安全研究

 原子力施設の安全研究には,軽水炉,核燃料施設等の原子力施設の安全研究及び新型動力炉の開発に伴う安全研究がある。
 原子力施設の安全研究は,日本原子力研究所を中心として,国立試験研究機関及び民間機関によって実施された。
 また,原子力施設の安全研究については,原子力安全委員会の専門部会のひとつである原子力施設等安全研究専門部会において,国の安全研究実施分担を検討し,昭和55年5月,昭和56年度から昭和60年度までの安全研究年次計画をまとめた。
 同計画では,今後実施すべき安全研究課題について,軽水炉燃料の安全性,冷却材喪失事故,軽水炉施設の構造安全性,原子力施設からの放射性物質放出低減化,原子力施設の確率論的安全評価等,原子力施設の耐震,核燃料施設及び核燃料輸送容器の8分野に分けて,その内容,進め方を述べている。現在は,昭和54年7月に策定された昭和54年度及び昭和55年度の安全研究年次計画に基づいて,各研究機関で研究が実施され,研究成果はこの部会において評価活用が図られている。
 日本原子力研究所では,主として冷却材喪失事故(LOCA)及び反応度事故(RIA)時における現象の解明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,並びに原子炉燃料と材料の安全性に関する研究が行われた。
 冷却材喪失事故に関する研究については,昭和53年度から,ROSA-III計画として,沸とう水型軽水炉の冷却材喪失事故時のECCSの効果等の研究を実施している。さらに昭和55年度からは,昭和54年3月の米国原子力発電所の事故を踏まえて,ROSA-IV計画として,加圧水型炉の小破断LOCAに関して研究を実施している。

 また,反応度事故に関する研究としては,原子炉安全性研究炉(NSRR:NuclearSafetyResearchReactor)が昭和50年6月に臨界に達し,反応度の異常上昇時の炉内燃料の挙動,燃料破損に伴う破壊エネルギーの発生機構等について炉内実験を行った結果,現行安全審査上採用されている燃料の破損しきい値及び燃料の破壊しきい値は,安全上十分余裕を持つ値であることが立証された。今後は被覆管照射燃料について実験を行うことになっている。
 関係国立試験研究機関においては,次のように炉外実験及び基礎的研究を実施した。
 科学技術庁金属材料技術研究所においては,原子炉用金属材料の腐食と安全性に関する研究,運輸省船舶技術研究所においては,原子炉構造用鋼の動的破壊靱性評価に関する研究等,自治省消防研究所においては,放射性物質輸送容器の耐火性に関する研究,また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実施し引き続き基礎的なデータの集積を行った。

 動力炉・核燃料開発事業団においては,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等を行うとともに,冷却系配管の破断検出及び破断予知法の開発を行った。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,ナトリウム過渡沸とう試験,燃料破損伝播試験,バックアップ炉停止機試験,冷却材喪失事故模擬炉内試験及び反応度事故模擬炉内試験等を実施した。
 このほか,原子力施設から排出されるトリチウム,クリプトン―85等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た。
 また,軽水炉の工学的安全研究については,国際協力を積極的に進めており,我が国からはハルデン計画,PBF計画,LOFT計画等に参加している。


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