（１）原子力研究開発利用長期計画の見直しについて
昭和56年2月6日
原子力委員会
Ｉ 見直しの趣旨
現行の原子力研究開発利用長期計画は,昭和53年9月に策定したものであるが,その後国際石油情勢が一段と厳しさを増したため,石油代替エネルギーの中核として原子力に対する期待は一層高まり,原子力開発政策のより積極的な展開が必要とされている。
また,国際核燃料サイクル評価(INF‐CE)が昨年2月に終了した結果,核不拡散と原子力平和利用は両立し得るとの結論が得られ,我が国が再処理,プルトニウム利用,濃縮,新型炉等の開発を推進し得る国際的な理解が進んだ。
このような情勢を踏まえ,原子力研究開発利用長期計画について見直しを行うこととする。
II 主要な検討事項
１．原子力発電の推進
(1)石油代替エネルギーの供給目標(昨年11月,閣議決定)に示された原子力の目標を達成するための原子力発電の推進方策
(2)原子力発電のより一層の安全確保対策
(3)低レベル放射性廃棄物の処分等実施の促進方策及び廃炉対策
２．研究開発の計画的遂行及び成果の実用化の促進
(1)新型炉の開発については,高速増殖炉及び新型転換炉の研究開発の推進方策,利用系の展望を含めた多目的高温ガス炉の研究開発の進め方並びに船舶用原子炉の研究開発の進め方
(2)遠心分離法によるウラン濃縮の事業化方策,再処理事業の推進方策,高レベル放射性廃棄物の処理処分に関する研究開発の進め方等核燃料サイクルの確立方策
(3)核融合については,JT-60(臨界プラズマ試験装置)計画の進展,大学における研究等の進展,国際的研究開発の動向等を踏まえた今後の研究開発の推進方策
３．国際情勢への対応
国際的な核拡散防止強化の動きに対応した国内保障措置及び核物質防護体制の充実強化等の方策
III 見直しの方法,
1.見直しにあたり,全体の調整,新長期計画の起草等のため「長期計画専門部会(仮称)」を新たに設ける。
同専門部会の中には,その調査審議に資するため,必要な組織を設けるものとする。
2.既設の専門部会については,その検討結果を新長期計画のとりまとめに十分反映できるよう運営に配慮する。
なお,通商産業省総合エネルギー調査会における調査審議をも参しゃくするものとする。
（２）昭和56年度原子力開発利用基本計画
(昭和56年3月31日答申)
原子力委員会
(昭和56年3月30日答申)
原子力安全委員会
(昭和56年3月31日決定)
内閣総理大臣
Ｉ 基本方針
エネルギーの安定的確保は,国民生活水準の維持向上及び社会経済の発展にとって必要不可欠である。最近の国際石油情勢は,イラン・イラク紛争の影響等により,依然として,量及び価格の両面で不安定であり,中長期的にも需給のひっ迫化傾向は避けられない。
このような情勢の下で,先進消費国の中でも特に輸入石油への依存度が高い我が国としては,石油消費節減の努力とともに,石油代替エネルギーの開発及び導入を促進し,石油依存度低減のための努力を積み重ねていかねばならない。
原子力発電は,大量のエネルギー供給が可能な石油代替エネルギーの中核となるものであり,かつ,在来の石油火力等に比べ低廉なため,物価の抑制及び石油輸入のための外貨流出の低減による国際収支の安定にも資することができる。
このように,原子力の開発利用は我が国のエネルギー政策上の重要課題となっている。
原子力の開発利用の推進に当たっては,安全の確保が大前提であり,その上に立って,広い国民的支持を得るように努めるべきであり,安全確保についての施策の一層の充実を図るものとする。
我が国の原子力発電は既に電力供給の重要な担い手となっているが,昨年11月政府が決定した石油代替エネルギーの供給目標における原子力発電の開発目標を達成するには,当面する立地難の打開を図らなければならない。このためには,原子力発電の必要性と安全性について国民の理解を得る方策の充実とともに,地元住民の福祉向上の方策を充実するなど,原子力発電所等の立地を促進するための施策を強化するものとする。
次に,原子力発電を拡大していくに当たっては,ウラン資源の確保,濃縮ウランの国産化,国内再処理事業の確立,放射性廃棄物処理処分対策の推進等,核燃料サイクルを早期に確立せねばならない。特に,ウラン濃縮については,これまでの,自主技術開発の成果を踏まえて,国内事業化の方策を確立するとともに,放射性廃棄物の処理処分対策については研究開発等を一段と充実するものとする。
また,中長期的観点から,次代の発電炉として期待される高速増殖炉等の新型動力炉の開発,多目的高温ガス炉の研究開発,更には核融合の研究を引き続き精力的に推進する。新型動力炉については,国は特に民間産業界の積極的な協力を得て,実用化を促進するものとする。
また,原子力船の研究開発についても,これを着実に進めるものとする。
放射線利用については,医療,工業,農業等多くの分野で進められているが,その多様化及び高度化を一層促進するものとする。
更に,原子力開発利用の基盤を強化するため,基礎研究を充実するとともに,長期的観点から,原子力関係科学技術者等の養成訓練を行い,人材の確保に努めるものとする。
一方,原子力を取り巻く国際情勢については,昨年2月に終了した国際核燃料サイクル評価(INFCE)の成果を踏まえ現在,国際原子力機関(IAEA)を中心として,核不拡散を確保しつつ,原子力平和利用の促進を図るための新しい制度に関する多国間協議がなされており,また,二国間の原子力協力協定の改正交渉等が進められている。我が国としては,核拡散防止のための国際的努力に協力しつつ,自国の原子力平和利用の促進を図るとの基本的考え方に立って,これらの諸協議等に積極的に対処していくとともに,より効果的な保障措置体制の確立を図り,併せて,国内核物質防護体制の整備・充実を進めるものとする。
昭和56年度においては,以上の基本方針の下に,次の施策を講じ,原子力開発利用の総合的推進を図るものとする。
II 昭和56年度施策の概要
１．安全確保対策の総合的強化
原子力の開発利用を進めるに当たっては,これまでも厳重な規制と管理を実施し,安全の確保に万全を期してきたところであるが,今後における原子力開発利用の進展に対応していくためには,スリー・マイル・アイランド(TMI)原子力発電所事故の教訓をも踏まえ,原子力の安全確保対策を,更に充実し,安全性の一層の向上を図っていく必要があり,次の施策を講ずる。
（１）原子力安全規制行政の充実
原子力の安全確保のための規制については,行政庁において,法令に基づき,厳正な安全規制を行うため,安全審査,検査,運転管理監督体制等の強化を図る。
原子力安全委員会においては,行政庁の行う設置許可等に係る安全審査についてダブルチェックを行うほか,設置許可等の後の各段階における重要事項についても審議し,行政庁の行う安全規制の統一的評価を行い,原子力の安全確保に万全を期する。
原子力安全委員会の審査,審議に当たっては,原子炉安全専門審査会及び核燃料安全専門審査会の調査,審議において,独自の安全解析を行うなど,審査機能等の充実を図り,客観性,合理性の確保に努めることとする。また,原子力発電所等主要原子力施設の安全審査について,ダブルチェックを行う際には,当該施設の安全性に関し,公開ヒアリングを開催する。
また,放射線利用の拡大普及に対処するため,昨年,放射性同位元素等による放射線障害防止に関する法律の改正が行われた。この改正の趣旨にのっとり,放射線利用施設に対する検査体制の強化,放射線取扱主任者免状取得に当たっての講習の義務付けを図るとともに,これらの検査,講習等を国に代って行う指定代行機関を指定し,その実施体制の整備を図る。
安全規制に必要な各種安全基準及び指針の整備については,発電用軽水炉,核燃料施設等に関し,前年度に引き続き,更に拡充・整備を図るとともに,新型動力炉に関しても鋭意安全基準及び指針の整備を図っていく。
更に,IAEAにおける原子力発電所に関する安全基準作成計画及び放射性物質安全輸送規則の改訂事業並びに経済協力開発機構原子力機関(OECD-NEA)における原子力施設安全規制国際協力事業に参加するとともに,米国及びフランスとの間で安全規制の情報交換を進め,我が国の安全基準及び指針の整備等安全規制の充実に資する。
なお,原子力全般に共通する安全問題について専門家によるシンポジウムを開催することとする。
国際放射線防護委員会(ICRP)の新勧告の導入については,放射線審議会において審議中であるが,その答申を得て所要の措置を検討する。
（２）安全研究の推進
安全規制の裏付けとなる科学技術的知見を蓄積し,各種安全審査基準指針等の一層の整備・充実に資するため,軽水炉等原子力施設の工学的安全研究及び放射線障害防止に関する研究等環境安全研究を推進する。
①工学的安全研究
軽水炉に関する工学的安全研究については,日本原子力研究所を中心に国立試験研究機関等の協力の下に総合的,計画的に実施する。特に日本原子力研究所においては,緊急炉心冷却実験装置による沸騰水型軽水炉の冷却材喪失事故実験(ROSA一III計画),原子炉安全性研究炉(NS RR)による反応度事故時の試験研究,実用燃料照射後試験施設(大型ホット・ラボ)による実用原子炉燃料の試験等の安全研究を実施する。
また,TMI事故に関連する研究として引き続き,加圧水型軽水炉の小破断冷却材喪失事故時の総合実験(ROSA-IV計画),原子炉電線材料等の健全性に関する研究等を進める。
核燃料施設に関する工学的安全研究については,日本原子力研究所を中心に臨界安全性に関する研究,しゃへい安全性に関する研究,再処理施設の安全評価に関する研究等を実施する。
また,機械技術研究所,船舶技術研究所,建築研究所等の国立試験研究機関においては,核燃料輸送容器の構造強度,耐火性等に関する安全研究及び地震の実測データの収集分析等についての安全研究を実施する。
更に,国際協力による安全研究として燃料の性能及び信頼性等に関する研究を行うハルデン計画,冷却材喪失事故の研究を行うLOFT計画,燃料照射研究を行うデモランプ計画,バッテル計画等に参加するほか,日本原子力研究所の原子炉安全性研究炉(NSRR)と,米国,西ドイツ及びフランスの安全性実験施設との間の研究員の相互派遣,情報の交換等を行う。
②環境安全研究
放射線障害防止に関する調査研究として放射線医学総合研究所を中心に低レベル放射線による晩発障害,遺伝障害,内部被ばくに関する研究等を推進する。
特に,プルトニウム等の内部被ばく研究を強化するため,内部被ばく実験棟の建設を昭和58年度の完成を目途に進める。
放射線医学総合研究所以外の国立試験研究機関等においては,低レベル放射線による哺乳動物系における突然変異の検出法に関する研究,植物における突然変異の誘発に関する研究等を実施する。
また,環境放射能に関する調査研究として,放射線医学総合研究所,その他の国立試験研究機関,日本原子力研究所,地方公共団体試験研究機関等において,環境放射線モニタリング及び公衆の被ばく線量評価に関する調査研究並びに一般環境,食品及び人体内の放射能の挙動と水準の調査を行うほか,防災対策関連の研究として,日本原子力研究所及び気象研究所において環境放射能予測システムに関する研究等を実施する。
（３）防災対策の充実
原子力発電所等が万がーの緊急時には,災害対策基本法により,迅速かつ適切な対策がとられることとなっているが,防災対策を一層充実するため,一昨年7月中央防災会議において,「原子力発電所等に係る防災対策上当面とるべき措置」を決定するとともに,原子力安全委員会においても一昨年緊急技術助言組織を設置したほか,昨年6月に「原子力発電所等周辺の防災対策について」を決定した。これらの措置に基づき地方公共団体等関係各機関において防災業務計画及び地域防災計画の修正による防災対策の一層の充実・整備が図られている。
本年度は引き続き国と県,国と発電所等を専用回線及びテレファックスで結ぶ緊急時連絡網,モニタリングポストの増設等による緊急時環境放射線監視体制及び県の病院等における緊急医療体制の整備を図るほか,日本原子力研究所等において地方自治体職員等のための防災研修コースを開催するなど教育訓練体制を整備し,また,関連研究の推進等防災対策の充実・強化を図る。
（４）原子力事業従業員の被ばく管理対策の充実
原子力事業従業員の被ばく管理については,核原料物質,核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律,放射線同位元素等による放射線障害の防止に関する法律,労働安全衛生法等に基づき,今後ともその徹底を図る。
更に,定期検査等における従業員の被ばく線量の低減化対策の充実を図る。
２．原子力発電の推進
近年,原子力発電の必要性及び安全性についての国民の認識は高まってはきているものの,立地地域における合意形成は必ずしも容易なことではなく,地域固有の事情を踏まえ,よりきめ細かい推進方策を総合的に展開し,合意形成の促進に努め,原子力発電を推進する必要がある。
また,現在の発電炉の主流を占める軽水炉の信頼性等の向上を図るため軽水炉の改良・標準化等を推進する必要がある。以上の見地から次の施策を講ずる。
（１）原子力発電所の立地の促進
①広報活動等の強化
原子力研究開発利用に対する国民の理解を求め,原子力発電を始めとする原子力の研究開発利用を一層円滑に推進するため,テレビ,出版物等の活用,講演会,各種セミナーの開催,オピニオンリーダに対する資料送付,原子力映画の作成,原子力モニター制度の活用などにより,広報活動を積極的に推進する。
更に,原子力発電所等の立地を円滑に進めるために立地予定地域の有識者を対象とした原子力講座等の開催を図るとともに,電力施設計画計上以前の原子力発電所立地の初期段階における地元住民の理解と協力を得るため,国自らが広報活動を展開するとともに,地方自治体の行う広報対策等への助成を行う。
また,電源立地調整官等の機能的活動により,原子力発電所の立地に係る地元調整を推進するとともに,運転に入った原子力発電所の立地県については,原子力連絡調整官による地元と国との連絡調整を進める。
②電源三法の活用
発電用施設周辺地域整備法等の電源三法を活用し,原子力発電施設等の周辺住民の福祉の向上等に必要な公共用施設の整備を進めるとともに,施設周辺の環境放射能の監視,温排水の影響調査,防災対策,原子力発電施設等の安全性実証試験等を推進し,原子力発電施設等の立地の円滑化を図る。
更に,昭和56年度から,新たに次のような施策を推進する。
イ 原子力発電施設等の周辺地域の住民,企業等に対する給付金の交付及び当該原子力発電施設等の周辺地域住民の雇用確保事業のための原子力発電施設等周辺地域交付金及び発電用施設の周辺地域住民の雇用確保事業のための電力移出県等交付金からなる電源立地特別交付金制度を創設し,原子力発電施設等の立地対策の抜本的強化を図る。
ロ 既存の制度についても,電源立地促進対策交付金について,同交付金により整備された公共用施設の維持等のためにも使えるよう,その使途を拡大するとともに,放射線監視交付金及び温排水影響調査交付金についても,設備の更新にも使用できるようその使途を拡大し,また,原子力発電施設等緊急時安全対策交付金について,緊急時の周辺環境への影響調査を交付対象に追加する等内容の充実を図る。
（２）軽水炉の改良・標準化等の推進
現在,建設,運転が進められている軽水炉について,信頼性の向上,保守点検作業の的確化,作業員の被ばく低減化等の観点から,自主技術による改良・標準化推進のための調査を行うとともに,原子力発電所に係る品質保証対策のための調査,原子力発電検査機器の開発のための調査及び民間における原子力発電支援システムの開発の助成を行う。
また,軽水炉の安全性信頼性を実証するため,大型再冠水効果実証試験,配管信頼性実証試験,耐震信頼性実証試験及びポンプ信頼性実証試験等を実施する。
更に,作業員の被ばく低減化のための確証試験及び技術開発を行うとともに,高性能燃料について確証試験に着手し,その実用化の促進を図る。
このほか,原子力発電所の廃炉の時期に備えて,日本原子力研究所の動力試験炉(JPDR)をモデルとして廃炉の技術開発を推進するとともに,発電用原子炉の廃炉に使用される設備について確証試験を実施する。
また,原子力発電所の新立地方式に関する調査を行う。
３．核燃料サイクルの確立
我が国の自主的核燃料サイクルを早期に確立するため,海外ウラン調査探鉱活動の強化,ウラン濃縮技術開発の推進,国内再処理事業の確立のための施策の推進,放射性廃棄物の処理処分対策の推進等を行う。
（１）ウラン資源の確保
動力炉・核燃料開発事業団によるアフリカ諸国,オーストラリア,カナダ等における単独又は諸外国の機関との協力による共同の海外ウラン調査探鉱活動を強化するとともに,金属鉱業事業団の出融資制度等民間企業による海外ウラン探鉱開発活動に対する助成策の拡充強化を図り,ウラン資源の確保に努める。
国内探鉱については,動力炉・核燃料開発事業団で東濃地区の美佐野鉱床の精密試錐等を行う。更に,ウラン資源開発のための研究開発として動力炉・核燃料開発事業団において,ウラン鉱石から六弗化ウランまでの製錬転換試験等を行うとともに,製錬・転換パイロットプラントの運転を開始する。
また,低濃度ウランの回収技術に関する研究,海水ウランの回収システムの開発調査等を進める。
（２）ウラン濃縮
動力炉・核燃料開発事業団のウラン濃縮パイロットプラントの建設を完了させ,遠心分離機7,000台による全面運転を開始する。また,より高性能の遠心分離機の開発,遠心分離機の量産化技術の開発等を引き続き行うとともに,原型プラントの詳細設計を進める。
また,国は民間産業界との密接な協力の下に,遠心分離法によるウラン濃縮国内事業化のための推進方策を確立する。
更に,民間企業による化学法ウラン濃縮技術の試験研究及びシステム開発調査に対して,助成を行うとともに,日本原子力研究所において,各種のウラン濃縮技術に関し,基礎的研究を進める。
また,オーストラリアにおけるウラン濃縮事業の確立に関するフィージビリティ調査に協力する。
（３）使用済燃料の再処理並びにプルトニウム及び回収ウランの利用
① 再処理技術の実証と確立を図るため,動力炉・核燃料開発事業団において東海再処理施設の操業を行うとともに,プルトニウム転換施設の建設等所要の施設整備を行う。更に,再処理の改良技術,放射性物質の放出低減化技術等の研究開発を進める。また,今後増大する再処理需要に対処するため,民間再処理会社による再処理工場の建設計画を推進することとし,国はこれに対し,支援する。
このため,動力炉・核燃料開発事業団における技術及び経験の円滑な移転を図るとともに,大型再処理施設の環境安全の確保及び保障措置の適用のための技術開発並びに技術確証調査等を実施する。
なお,当分の間,国内再処理能力を上回る需要については,海外再処理委託により対処する。
② プルトニウムについては,これを高速増殖炉等新型動力炉の燃料に利用するため,動力炉・核燃料開発事業団においてプルトニウム加工技術の開発,プルトニウム燃料の照射試験等を行う。また,軽水炉のプルトニウム利用に関しては軽水炉へのプルトニウム実用規模利用の実証に関する調査等を行う。
③ 回収ウランを再濃縮して利用する技術の確立を図るために,動力炉・核燃料開発事業団においてカスケード試験装置(BT-3)の改造に着手する。
④ 放射性廃棄物の処理処分低レベル放射性固体廃棄物については,原子力発電の進展に伴い今後発生量の増大が予想されていることから,その一層の減容化に努めるとともに,海洋処分については,本格的処分に先立ち,海洋処分の安全性を確認するため,内外関係者の理解を得て,試験的海洋処分の実施に努める。
陸地処分については,試験的陸地処分に備え,日本原子力研究所において,新たに環境シミュレーション研究に着手し,安全評価に関する試験研究を充実するとともに,引き続き処分技術に関する調査研究等を進める。
更に,高レベル放射性廃棄物の処理処分については,動力炉・核燃料開発事業団等において,ガラス固化処理の技術の開発,固化貯蔵パイロットプラントの基本設計等を進めるとともに,地層処分に関し,地層に関する調査研究,工学バリアに関する研究等を進める。
また,日本原子力研究所において,処理処分に関する安全評価試験を引き続き実施する。
海外再処理に伴う返還固化体に関しては,その技術仕様についての検討を行うとともに,我が国への受入れが円滑に行えるよう受入れシステムに関する調査を行うほか,動力炉・核燃料開発事業団において冷却等の試験を行う。
４．新型炉の開発
（１）新型動力炉の開発
①高速増殖炉
プルトニウムを燃料とし,かつ,消費した以上のプルトニウムを生成し,将来の発電用原子炉の本命として位置付けられる高速増殖炉の開発については,実験炉「常陽」について7.5万kWの定常運転を行った後10万kWの照射用炉心への移行のための作業を開始する。同原型炉「もんじゅ」については,設計研究,炉物理,炉体構造,燃料,安全性,蒸気発生器等の研究開発を進めるとともに,昭和62年度の臨界を目途に,地元の受入れ体制等が整い次第仮設工事等の建設の諸準備及び本体製作を進める。
②新型転換炉
高速増殖炉が実用化するまでの中間段階において,核燃料サイクル上有効な役割を果たすものと期待される新型転換炉の開発については,原型炉について冷却系配管の取替工事を実施し,定常運転を再開し,運転経験を蓄積する。
また,実証炉については,合理化設計及び燃料材料部品機器,安全性等の研究開発を実施し,これらを基に,新型転換炉に関する技術的,経済的評価等を行い,実証炉の開発に関する今後の施策の確立を図る。
③その他
高速増殖炉「常陽」及び新型転換炉「ふげん」に使用するプルトニウム燃料の開発のため,引き続きプルトニウム燃料製造施設の整備,運転を行うとともに,新たに高速増殖炉「もんじゅ」の燃料製造施設の建設に着手し,また,高速増殖炉の使用済燃料を再処理する技術を確立するため,所要の研究開発を進める。
（２）多目的高温ガス炉の研究開発
製鉄,水素製造等非電力部門への核熱エネルギーの利用を目的とする多目的高温ガス炉の開発については,日本原子力研究所において,プラント機器の安全性を実証するための大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)の建設を行うとともに,実験炉の詳細設計を進める。
また,炉物理実験,高温構造試験,伝熱流動試験等の実施及び被覆粒子燃料,黒鉛材料,耐熱金属材料等の研究開発を進める。
５．核融合の研究
実現された暁には半永久的なエネルギーの供給を可能にするものとして期待される核融合については,大学における各種研究の進展をも総合的に考慮し,国際協力の推進にも留意しつつ,日本原子力研究所におけるトカマク方式による大規模な研究開発等を計画的に推進する。
日本原子力研究所においては,臨界プラズマ条件達成を目指した臨界プラズマ試験装置(JT-60)の建設を進めるとともに,同装置等の核融合研究施設の建設用地の確保等,引き続きサイトの整備を行う。
また,中間ベータ値トーラス装置(JFT一2)によるトーラスプラズマの研究及び同装置の改造並びにプラズマ加熱の研究開発,核融合炉心工学,炉工学技術の研究開発等を進める。
電子技術総合研究所においては,高ベータ・プラズマの研究のため,圧縮加熱型核融合装置(TPE-2)の建設を進める。
理化学研究所においては,プラズマの診断,真空技術の基礎的研究を進める。
金属材料技術研究所及び名古屋工業試験所においては,材料の基礎的研究を行う。
なお,超電導磁石技術については,日本原子力研究所,電子技術総合研究所,金属材料技術研究所等において研究開発を拡充・強化し,特に大型超電導磁石の開発については,OECD-IEAの大型超電導磁石国際協力計画(LCT計画)に基づき,日本原子力研究所が分担するLCTコイルの製作及び国内試験を進め,米国への搬送を行う。
更に,米国のダブレットーIIIを使った日米間の共同研究等の二国間協力及びIAEA等多数国間の核融合研究についての国際協力を推進し,我が国の核融合研究開発の効率的実施に資することとする。
６．原子力船の研究開発
日本原子力船研究開発事業団において,原子力船「むつ」のしゃへい改修工事及び安全性総点検補修工事を進めるとともに,同船の新定係港を早急に決定し,所要の施設整備を行う。
更に,原子力船の開発に必要な研究については,船舶用原子炉等の開発に必要な研究を引き続き行う。
また,船舶技術研究所においては,原子力船についての基礎的先導的研究及び安全規制研究を進める。
７．放射線利用の推進
放射線利用については,医療分野におけるサイクロトロンによるガン治療,各種疾病の診断に関する研究開発,工業分野における放射線化学の研究,農業分野における食品照射の研究等を推進する。
このため,放射線医学総合研究所においては,サイクロトロンを用いて速中性子線によるガンの治療研究及び陽子線による研究を引き続き進めるとともに,短寿命ラジオ・アイソトープの生産,利用の技術開発を推進する。
日本原子力研究所においては,放射線化学関係の研究,ラジオ・アイソトープの生産及び利用を推進する。
国立試験研究機関においても,電子技術総合研究所で放射線標準に関する研究に必要な加速器の整備を行うなど,放射線利用に関する研究を強化する。
また,食品照射研究については,実用化の見通しを得ることを目標に,日本原子力研究所,理化学研究所,国立試験研究機関等が協力して,照射技術,毒性及び遺伝的安全性の試験研究を進める。
８．原子力開発利用の基盤強化
（１）基礎研究等の充実
我が国独自の原子力技術の研究開発を進めるため,その基盤となる基礎研究等を,日本原子力研究所,理化学研究所及び国立試験研究機関において大学との緊密な連携の下に推進する。
日本原子力研究所においては,材料試験炉等による各種燃料・材料の照射試験を引き続き実施するとともに,タンデム型重イオン加速器の運転を行い材料の照射損傷,核データ等の研究及び核融合等の開発に資する。
また,理化学研究所においては,重イオン化学用加速器の前段加速器を用いて重イオンに関する各種研究を引き続き進めるとともに重イオン科学用加速器の後段加速器であるリングサイクロトロンの建設を進める。
（２）科学技術者等の養成訓練
原子力開発利用の進展に伴い,原子力の様々な分野で,需要の増大している原子力関係科学技術者の養成訓練については,大学に期待するほか,海外に留学生として派遣し,その資質向上に努める。また,日本原子力研究所のラジオアイソトープ・原子炉研修所及び放射線医学総合研究所において養成訓練を引き続き実施する。
また,長期的観点から,原子力発電所等の運転員の養成資格制度の整備等により運転員の資質向上を図る。
９．国際協力の推進
(1)国際核燃料サイクル評価(INFCE)は,昭和55年2月に終了し,各国の原子力事情に対する相互理解が増進したが,その後INFCEの成果を踏まえ国際原子力機関を中心に,新たな枠組み作りとして,国際プルトニウム貯蔵,国際使用済燃料管理及び核燃料等の供給保証の多国間協議が行われており,また日豪原子力協力協定の改正交渉等の二国間交渉,太平洋ベースン使用済燃料暫定貯蔵構想に関する日米共同フィージビリティ調査等が進められている。
我が国としては,これらの多国間協議,二国間交渉等において,核拡散防止のための国際的努力には,できる限り積極的に協力しつつ,INFCEの結論が尊重され,我が国の原子力平和利用の円滑な推進に支障が生じることのないよう対処する。
(2)また,原子炉の安全研究協力,核融合に関する日米協力等を推進するほか,新型動力炉の開発,多目的高温ガス炉の研究開発,保障措置技術等の各分野において,米国,西ドイツ,フランス,ソ連等との二国間協力等を進める。また,米国,フランスとの二国間規制情報交換を進める。
更に,IAEAにおける原子力発電所に関する安全基準作成計画及び放射性物質安全輸送規則の改定事業並びにOECD-NEAにおける原子力施設安全規制国際協力事業に参画するなど国際機関の活動に積極的に参加する。
開発途上国に対する技術援助については,昭和53年8月加盟した,原子力科学技術に関する研究,開発及び訓練に関する地域協力協定(RCA)に基づく協力を中心として,適切な協力に努める。
１０．保障措置及び核物質防護対策の強化
（１）保障措置
核兵器の不拡散に関する条約に基づく保障措置のより有効な実施を図るため核物質に関する情報処理,査察,試料の分析等の国内保障措置業務を一層充実するとともに,日本原子力研究所,動力炉・核燃料開発事業団において,保障措置技術の改良に関する研究開発を積極的に推進するほか,IAEA等との国際共同研究開発に積極的に参加することを通じ,より効果的な保障措置体制の確立を図る。
（２）核物質防護
核物質防護については,原子力発電所,日本原子力研究所及び動力炉・核燃料開発事業団の施設を始めとする各種原子力施設の防護措置の一層の拡充を図るとともに,関連調査研究等を行う。更に,核物質防護強化に関する国際的な動向にも留意しつつ,国内核物質防護体制の整備・充実を進める。
１１．昭和56年度原子力関係予算の概要(略)
（３）日本原子力船研究開発事業団の原子力船の開発に関する基本計画
昭和56年2月4日
内閣総理大臣及び運輸大臣
原子力船の開発を総合的かつ効果的に進めるため,日本原子力船研究開発事業団を中心として一貫した責任体制の下に,原子力第1船の開発及び原子力船の開発に必要な研究を行うものとし,資金,人材のみならず,研究開発の面においても広く官民の協力を求め,事業の円滑かつ効率的な推進を図るものとする。
開発を進めるに当たっての基本方針及び事業の大綱は次のとおりとする。
Ｉ 基本方針
(1)原子力基本法の精神が十分生かされるよう努めるものとする。
(2)資金,人材の面において関係試験研究機関及び産業界の協力を求め,計画の円滑な推進を図るとともに広く我が国の原子力船に関する技術の向上を図るものとする。
(3)原子力第1船の設計と建造は,可能な限り国内技術によって行うものとする。
(4)原子力第1船の安全性の確保については,慎重に検討し万全を期するものとする。
(5)原子力第1船は,実験船として,原子力船に関するデータ,経験の取得に最大限の活用を図るものとする。
(6)原子力船の開発に必要な研究については,原子力第1船の成果を十分に活用しつつ,経済性,信頼性の優れた船舶用原子炉を中心として行うものとする。
(7)関係試験研究機関と密接な連携を保ち,研究開発を効率的に進めるものとする。
II 事業の大綱
１．原子力第1船の開発
（１）建造等
原子力第1船は,遮蔽改修,安全性総点検等を行い,建造をできるだけ早期に完了するものとし,これに並行して陸上附帯施設の整備を行うものとする。
（２）乗組員の養成訓練
原子力第1船の円滑な運航を期するため,日本原子力研究所等において乗組員の養成訓練を行うものとする。
（３）実験航海
原子力第1船の建造完了後,実験航海を行い,原子力第1船の諸性能を実証するとともに,船舶用原子炉の開発等に必要なデータ,経験を取得するものとし,併せて,操船技術の習得を始めとする乗組員の原子力第1船に対する慣熟を図る等運航経験を得るものとする。
（４）開発成果の取りまとめ
原子力第1船の開発の各段階において得られたデータについて遂次解析評価を行うとともに,その総合的取りまとめを行うものとする。
（５）実験航海終了後の措置
実験航海終了後における原子力第1船及び陸上附帯施設等の取扱いについては別途具体的な措置を検討するものとする。
２．原子力船の開発に必要な研究
経済性,信頼性の優れた船舶用原子炉等の概念の確立に必要な設計評価研究を行い,その成果を踏まえて,以後の研究開発計画の具体化を図るものとする。
（４）我が国における核物質防護体制の整備について
昭和56年3月20日
原子力委員会
原子力委員会は,昭和55年6月26日核物質防護専門部会から,我が国の国情に即した核物質防護のあり方について報告書の提出を受けた。
その後,当委員会は,同報告書を慎重に検討した結果,その内容は妥当であると認められるので,以下により所要の整備が進められるべきであると考える。
1. 関係行政機関においては,同報告書に示された内容を指針として,今後の核物質防護施策を進めること。
2. 関係行政機関において,必要に応じ核物質防護に係る法令整備等の体制整備を図ること。
3. 核物質防護条約については,批准に備え国際動向に留意しつつ,諸般の整備を進めること。
なお,核物質防護専門部会は,必要な審議を終了したので,本日付けで廃止するものとする。
（５）原子力委員会委員長談話
ｉ 原子力発電の開発促進について
昭和55年11月28日
原子力委員会委員長談話
1.本日,政府は石油代替エネルギーの供給目標として,原子力については昭和65年度において,原子力発電により2,920億キロワット時,原油換算7,590万キロリットルとすることを閣議決定した。
この供給目標を達成するために必要な原子力発電の規模は,5,100万キロワットないし5,300万キロワットと見込まれているが,現在,運転中の原子力発電規模が約1,500万キロワット,これに建設中及び建設準備中のものを加えても約2,800万キロワットであるという現状に照らせば,今後の10年間以内に2,300万キロワットないし2,500万キロワットの原子力発電所を新たに開発しなければならない。
我が国にとって原子力発電は,石油代替エネルギーの中で最も有望で,かつ,現実的な供給力となりうるものであるにも拘わらず,その実現の障害となっているのは立地問題であり,政府及び関係機関の格段の努力により,立地難を克服し,今回の目標を達成することが是非とも必要なことであると考える。
2.今日,原子力発電所の立地を困難にしている最大の要因は,原子力発電の安全性についての国民の不安が必ずしも払拭されていないことである。このため,今後とも安全確保対策に万全を期し,原子力発電所におけるトラブルの減少を図り,安全運転の実績を積み上げ,稼動率を高めて国民の信頼をかち得ていくことが何よりも必要なことであり,原子力発電関係者及びこれを監督する行政機関等の一層の努力を望むものである。また,近年,原子力発電の必要性及び安全についての国民全般の認識は高まってきているものの,地域住民を中心に原子力発電の安全性をはじめ,原子力についてなお一層の理解を深める見地から,広報活動の拡充が図られるべきものと考える。
3.原子力委員会は,原子力発電の開発促進を現下の原子力政策上の最重要課題の一つとして認識し,立地難の打開のための効果的な方策の探求に努めており,去る9月に決定した「昭和56年度原子力関係経費の見積りについて」においても,立地促進のための施策をできる限り反映するよう努めたところであるが,今日,立地地域の合意形成期間が長期化する傾向の背後には,地域によって事情が異なる面があり,よりきめの細かい推進方策を総合的に展開していかなければならないものと考える。
このため,(1)第1には,立地調査及び地域の合意形成の促進に,具体的状況に即して,政府自らがより積極的に対応することが必要であり,
イ 立地初期段階における情報提供等広報活動への支援措置
ロ 必要があれば国が適地調査を行うなど地域の受入れやすい形での立地調査の支援措置
ハ 地域の合意形成について重要な役割を担っている地方自治体の主体的活動に対する支援措置
ニ 原子力発電所の安全上の問題についての臨機の対応措置等について,既存の施策の改善も含め,より実効性のある方策を検討し,具体化を図っていくことが望まれる。
(2)第2には,原子力発電所の立地と立地地域の福祉向上,地域の産業振興等との調和を図ることが必要であり,
イ 昭和56年度予算概算要求に折り込まれている原子力発電施設等立地協力交付金制度等の電源三法による新規制度を実現するとともに,既存の施策の改善も含め,より実効性のある方策を確立すること
ロ 地域振興に係る政府の各般の施策を進めるに当たり,立地地域について優先的に配慮していくなど政府全体として原子力発電所の立地促進に取り組むこと
ハ 更に,原子力発電所の立地に際しては,漁業との調整が避けて通れない問題であり,このことは一義的には当事者の問題であるが,発電所の立地と漁業との共存共栄が図られなければならないという立場に立って,国においても,漁業関係者に対し原子力発電の安全性等についての理解を求めつつ,両者の間で十分な調整が図られるよう配慮すべきであること等が望まれる。
(1)及び(2)に関連する施策について,原子力委員会としては,関係行政機関におけるより真摯な取組みを強く望むものであり,加えて,原子力発電所の立地に係る諸手続を効率的に進めることにも留意し,発電所立地の一層の促進が図られるよう期待する。
また,これまでの地方自治体の協力が,原子力発電所の立地促進に大きく影響してきているが,発電所立地に伴う地域の振興等に対する政府の施策も充実されてきているので,地方自治体においては,エネルギーの安定供給を図るとの見地に立って,原子力発電所の立地について主体的活動を展開し,国のエネルギー政策への積極的な協力を強く期待するものである。
4.我が国を取り巻く厳しいエネルギー情勢の下で,原子力発電の開発を進め安定したエネルギー供給源とすることが,将来にわたる国民経済の発展を期する上で必須のことであり,このことについて国民各位の御理解を切望するとともに,原子力委員会としては,今後とも,原子力発電所の立地に関する関係行政機関の施策の展開を見守りつつ,必要に応じ所要の対応を行うとともに,また,核燃料サイクルの確立を含め,原子力開発全体を整合性をもって推進するなど原子力発電の開発促進のために一層の努力を傾注していく決意である。
ｉｉ 米国レーガン大統領の核不拡散及び原子力平和利用協力に関する声明について
昭和56年7月17日原子力委員会委員長談話
1.この程,米国大統領は核不拡散及び原子力平和利用協力に関する声明を発表した。
この中で,大統領は核拡散が世界の平和に深刻な脅威を与えるものとし,核拡散防止条約などによる核不拡散体制の強化を提唱している。我が国は従来より核拡散防止条約に加盟し保障措置を中心として核不拡散のための努力を鋭意行ってきたところでもあり,今回の声明の趣旨については,基本的にこれを支持するものである。なお,この機会に米国をはじめとする核兵器国が,今後とも核軍縮に特段の努力を払っていくべきことを改めて強調したい。
2.一方,本声明は核不拡散の目的を達成するためにも原子力平和利用協力のパートナーとしての信頼性を回復すべきこと,及び核拡散の危険のない進んだ原子力計画をもつ国での再処理や高速増殖炉開発を妨げないことを述べており,前政権より弾力的な姿勢を示したものとして評価するものである。
3.日米間における当面の懸案として,本年5月の日米首脳会談の共同声明に基づき,再処理問題について早急かつ恒久的な解決をめざして協議を行うこととなっている。
当委員会としては,米国がエネルギー・セキュリティーの観点から核燃料サイクルの確立を図っていくという我が国の立場に理解を示し,本問題が早期に解決されることを期待するものである。
ｉｉｉ 日米再処理交渉について
昭和56年9月18日
原子力委員会委員長談話
1.今般,日米再処理問題について,日米両国間で実質的に合意に達した。今回の合意は昭和52年9月の共同声明,共同決定の場合より改善された点が多く関係者の努力を評価するものである。
2.今回の共同決定案は,昭和59年末まで東海再処理施設で行われる米国産核燃料の再処理を対象とするものである。
本委員会は東海施設の運転については,本来無期限であるべきものと考えていたが,恒久的な解決のための協議になお時間を要するうえ,上記期限に関しては,その満了とともに東海再処理施設の運転を中断させる意図ではなく,この期限内に長期的な取決めを行うとの趣旨である旨を米側マンスフイールド大使と私との間で確認したので,これが現時点では最も現実的な解決方法であると考え同意したものである。
3.今後は,本年5月の鈴木―レーガン両首脳の共同声明においても「早急かつ恒久的な解決を図る」とあることに鑑み,今回の合意をさらにおしすすめ,できるだけ早く長期的な解決が得られることを強く希望する。
（６）原子力委員会決定一覧
（７）専門部会報告
ｉ 高レベル放射性廃棄物処理処分に関する研究開発の推進について
昭和55年12月19日
放射性廃棄物対策専門部会
序
1.放射性廃棄物を適切に処理処分することは,今後の原子力研究開発利用を推進していく上での重要な課題であり,原子力委員会は,昭和51年10月,「放射性廃棄物対策について」を決定し,放射性廃棄物対策の基本方針を示しているところである。また,放射性廃棄物処理処分に関する研究開発の推進については,放射性廃棄物対策技術専門部会が,昭和51年6月に策定した研究開発計画に沿って,動力炉・核燃料開発事業団,日本原子力研究所等における研究開発が進められてきたことろである。
2.放射性廃棄物対策専門部会は,昭和51年10月の原子力委員会決定に示されている基本方針を踏まえ,低レベル放射性廃棄物及び高レベル放射性廃棄物の処理処分の全般にわたる放射性廃棄物対策に関し,今後の推進方策を調査審議することとしているが,今般,これらのうちの高レベル放射性廃棄物の処理処分の研究開発のみに焦点をあて,従来の研究開発計画を見直し,新しい研究開発計画を策定したので,ここに報告する。
当専門部会としては,今後この報告に基づき,高レベル放射性廃棄物処理処分に関する研究開発を一層強力に推進していく必要があると考える。
3.なお,当専門部会は,今後引き続き,低レベル放射性廃棄物処理処分対策等について精力的に調査審議を進めていくこととしている。
I 基本的考え方
1.再処理施設から発生する高レベル放射性廃液には,放射性物質として核分裂生成物,アクチノイド元素(Am,Cm等),ウラン,プルトニウムの抽出回収残渣,混入物として硝酸,アルカリ塩,腐食生成物(Fe,Cr等)等が含まれている。これらの種類や量は,燃料の種類,燃焼度,冷却期間等によって多少異なるが,量的には少ないものの,極めて高い放射能を有し,かつ,長半減期の放射性物質を含むので,それらによる環境の汚染と公衆の放射線被曝を長期間防止する見地から,放射能が減衰し,環境への影響が十分軽減されるまで生活圏から隔離する必要がある。
2.高レベル放射性廃液は,安定な形態に固化し,一時貯蔵した後,処分する。
(1)即ち,廃液は,固化処理に適する状態になるまで減衰冷却させるため,タンクに一定期間貯蔵する。
(2)固化体にする。(実用化が近いものとしてホウケイ酸ガラス固化が目標とされている。これは,廃液を脱硝・濃縮又は仮焼して,ガラス素材と混ぜて溶融し,キャニスターに封入する方式である。
(3)固体化を処分に適する状態になるまで冷却のため,一定期間貯蔵する。
(4)処分する。(当面地層処分に重点をおく。)なお,処理処分にあたっては,安全評価を十分行うものとする。
3.以上のような考え方のもとに,昭和51年の放射性廃棄物対策技術専門部会「放射性廃棄物対策に関する研究開発計画」(中間報告)に沿って,動力炉・核燃料開発事業団(以下「動燃」という。)及び日本原子力研究所(以下「原研」という。)を中心に鋭意研究開発が進められている。
また,この間に,動燃の東海再処理施設の試験運転により,高レベル放射性廃液が同施設のタンクに貯留され始めているほか,再処理事業民営化のための核原料物質,核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律の改正,日本原燃サービス(株)の設立等により,民間再処理工場を設置するための諸準備がなされている。
本報告は,これらの状況を踏まえ前回の中間報告を見直し,今後の研究開発促進のため,研究開発計画の再検討を行ったものである。本報告は,近い時点のものは詳しく,将来のものは全体の展望が明らかになることを念頭においてまとめており,研究開発の進捗に応じて修正が加えられるべきものである。
4.ここに示された研究開発項目は,この問題の重要性に鑑み,国のプロジェクトとして位置付けし,国をあげて推進する体制を作ることが重要である。
また,放射性廃棄物問題は各国共通の問題であり,国内における研究開発との関連に留意しつつ,国際協同プロジェクトへの参加,二国間協力の推進を図る必要がある。
5.また,ここに示された研究開発項目は,我が国において発生する高レベル放射性廃棄物の処理処分対策の推進のみならず,返還廃棄物対策の一環をも成すものであり,研究開発はこの点も念頭において推進する必要がある。
II ガラス固化処理技術開発
１．ガラス固化処理技術開発の基本的考え方
① 固化処理技術については種々の方法について研究開発が行われているが,近い将来実用化が見込まれ,世界的に固化処理技術の主流となっているのはホウケイ酸ガラスによる固化処理技術(以下「ガラス固化」という場合は,「ホウケイ酸ガラスによる固化」を指す。)である。したがって,これに重点をおいて研究開発を進め,その成果を集約して固化・貯蔵パイロットプラントを建設,運転し,ガラス固化処理(及びこれに伴う一時貯蔵)技術の実証を行うことを目標とする。
② ①と並行して,固化,貯蔵,輸送等の各工程における安全性評価に必要なガラス固化体の安全評価試験を進める。
それらの結果は,当面,固化・貯蔵パイロットプラントの設計,建設,英国及びフランスへの再処理委託に伴う返還ガラス固化体の受け入れに関する一連の検討に利用する。
２．ガラス固化の工程と研究開発項目
ガラス固化処理技術は,廃液前処理技術,オフガス処理技術,ガラス溶融技術及びキャニスター・ハンドリング技術からなっている。
これらの技術及び一時貯蔵技術とガラス固化の工程との関連は図-2のとおりである。
また,それぞれの工程に関連した安全評価のための研究を並行して行う。
３．ガラス固化処理技術開発の手順
ガラス固化処理技術は,高レベルの放射性物質を扱うため,図-3に示すように,コールド試験とホット試験,実験室規模での試験と工学規模での試験を組み合わせて,順を追って開発を進めることとする。
一方,これと並行して進められる安全評価試験は実験室規模におけるコールド試験及びホット試験を行う。
４．ガラス固化処理技術開発の進め方
ガラス固化処理技術の研究開発は,技術の実証を行うための施設である固化・貯蔵パイロットプラントを昭和62年度に運転開始することを目標に進めている。この固化・貯蔵パイロットプラントの建設運転に当っては,以下に示す各種の研究開発が必要である。
（１）工学規模コールド試験(模擬廃液固化処理試験)
現在,①廃液前処理技術開発,②ガラス溶融炉技術開発,③オフガス処理技術開発,④キャニスター及びハンドリング・システム開発,⑤一時貯蔵技術開発についての工学規模コールド試験を行っており,昭和56年度からこれらの成果をモックアップ試験に発展させることとしている。
これらの成果は,固化・貯蔵パイロットプラントの設計,建設及び実証運転に反映させる。
（２）実験室規模ホット試験(実廃液固化処理試験)
現在建設中の高レベル放射性物質研究施設(Chemical Processing Facility,以下「CPF」という。)を使って,昭和56年度から実廃液による固化処理試験を行う。その成果は,固化・貯蔵パイロットプラントの設計,建設及び実証運転に反映させる。
（３）工学規模ホット試験(実証試験)(1)及び(2)での成果を活用しつつ,
昭和62年度固化・貯蔵パイロットプラントの運転開始を目標に,設計及び建設を進める。その一環として昭和55年度には概念設計,昭和56年度には基本設計を行う。
（４）安全評価試験
現在,種々の廃液組成による模擬廃液ガラス固化体を用いたコールド試験を行っているが,これと併せて昭和57年度からは放射性核種を添加した合成廃液で作られたガラス固化体を用いたホット試験を,廃棄物安全試験施設(WasteSafetyTesting Facility,以下「WASTEF」という。)において開始する。これに引き続き,昭和61年度からは実廃液で作られた固化体を用いたホット試験を開始する。
これらの成果は,ガラス固化体及び固化・貯蔵パイロットプラントの安全審査及び運転管理上の規制基準の作成に反映させる。
５．ガラス固化処理技術開発課題
（１）工学規模コールド試験(模擬廃液固化処理試験)
① 廃液前処理技術開発
廃液をガラス形成材とともに溶融固化するためには前処理を行う必要がある。その方法としては,廃液を脱硝・濃縮し,ガラス形成材とともにそのまま溶融炉へ供給する方法と,先ず「仮焼体」を作り,それをガラス形成材と混合し,ガラス溶融炉へ供給する方法との2通りが主力と考えられている。このため,現在までは,最適な技術を求めて,脱硝・濃縮研究開発を進めるとともに,仮焼技術については流動床仮焼法及びスプレー仮焼法についての研究開発を進めてきた。
昭和56年度からは,これらの方法のうちから,固化処理工程の前処理法として最適と考えられる脱硝・濃縮法に絞って,固化処理モックアップ試験によってコールドでの技術を確立する。
② ガラス溶融炉技術開発
前処理された廃液をガラス形成材とともに溶融する溶融炉の開発及び炉の運転,保守,除染及び解体に関する技術開発を進める。
このため,現在までの最適な技術を求めて,直接通電ガラス溶融及び高周波ガラス溶融の2種類の溶融炉について工学規模での溶融試験を行ってきた。
昭和56年度からは,これらの方法のうちから,溶融法として最適と考えられる直接通電ガラス溶融法に絞って,固化処理モックアップ試験によってコールドでの技術を確立する
③ オフガス処理技術開発
廃液前処理時及びガラス溶融時に発生するオフガス中の主要放射性核種であるルテニウム,セシウム及びオフガスの主成分であるNOxについて重点的に処理技術開発を行う。
ルテニウムの除去方法として,シリカゲル酸化鉄等の吸着材による吸着試験を行う。
また,NOx除去方法として,触媒による分解除去試験及びスクラバーによる洗浄除去試験を行う。
これらの方法のうちから,今後固化・貯蔵パイロットプラントに採用する方法を絞り,昭和56年度から固化処理モックアップ試験によってコールドでの技術を確立する。
④ キャニスター及びハンドリング・システムの開発
長期にわたる機械的健全性の要求を充たすキャニスターを開発するとともに,溶融ガラスの充填及びその後の密封のための溶接,貯蔵前の除染等一連の後処理及び検査のための技術システムを開発する。
また,搬送中における落下事故を考慮し,落下時の健全性の評価等も行う。
現在,溶融ガラスの充填から溶接,除染,搬送の一貫したシステムを作成し,試験を進めている。
これらを総合して,昭和56年度から固化処理モックアップ試験によってコールドでの技術を確立する。
⑤ 一時貯蔵技術開発
固化後,処分までには冷却のための貯蔵施設での貯蔵が必要である。
この貯蔵施設の具備すべき条件の把握及び施設の建設,運転,保守等に係る技術の開発を行い,固化・貯蔵パイロットプラントの設計,建設,実証運転に反映させる。
一時貯蔵時の最も大きな問題は除熱対策である。除熱対策としては,水冷方式及び空冷方式があるが,水冷方式は使用済燃料の貯蔵経験が活かされるものと考えるので,当面の研究開発は空冷方式を対象としている。即ち,解析による検討及び実験装置を用いた計測により強制空冷及び自然空冷のそれぞれについて冷却特性の研究を行い,この成果を固化・貯蔵パイロットプラントの設計に反映させる。
（２）実験室規模ホット試験(実廃液固化処理試験)
実廃液を使って作られたガラス固化体の特性を調べ,その結果を逐次固化・貯蔵パイロットプラントの設計・建設に反映する。
このため施設として,CPFの建設を現在進めており,昭和55年度中に完成し,試運転を開始する予定である。この施設では,実廃液を用いて,以下のような試験を行う。
① 廃液前処理,ガラス溶融,キャニスター充填,溶接及びそれらのプロセスから発生するオフガスの処理等,ガラス固化に関連する一連の試験
② 非破壊検査による廃棄物の均一性の検査及びヘリウムの漏洩検査
③ できあがったガラス固化体の物性の時間的変化の計測
④ ガラス固化体の強度等機械的物性検査,浸出試験,伝熱特性試験
（３）実証試験(固化・貯蔵パイロットプラント)
模擬廃液固化処理試験及び実廃液固化処理試験の成果等をもとに,動燃の再処理施設に対応する規模の固化・貯蔵パイロットプラントの建設を進め,昭和62年度から実証試験を開始することを目標とする。
このため,現在,種々のケースを想定して概念設計を行っており,今後基本設計,詳細設計を進める。
（４）安全評価コールド試験
種々の模擬廃液によってガラス固化体を作製し,ガラス組成,溶融条件等をパラメーターに密度,熱伝導率,熱膨張率,軟化温度,浸出率等の特性を各種の方法により評価するとともに,化学的熱的安定性,機械的強度等の評価を行うにあたって必要となるデータの計測方法を明らかにする。
これまで,国内及び諸外国で考えられている廃液組成で固化体を作製し,上記の項目について種々の方法で,例えば浸出率については粉末煮沸法,ソックスレイ法,高温高圧法で試験を行い,データの収集,解析,検討を行ってきたが,今後は昭和57年度からの安全評価ホット試験に備え,上記安全評価項目についての計測方法の特性をとりまとめる。
（５）安全評価ホット試験
放射性核種を添加した合成廃液によるガラス固化体を用い,(4)に記した安全評価項目に対する計測を昭和57年度から,また,実廃液で作製したガラス固化体を用いて同様の計測を昭和61年度からそれぞれWASTE Fにおいて行う。
現在,この安全評価ホット試験を行うための施設であるWASTEFを建設中である。
III 地層処分研究開発
１．地層処分研究開発の基本的考え方
(1)地層処分の意図するところは,地層中に埋設した放射性廃棄物からの放射能の人間環境に対する影響が放射能の減衰によって充分小さくなるまでの間,人間環境から放射性廃棄物を隔離することであり,その手段として「障壁(バリア)」と「人間環境からの距離」を利用することである。処分された廃棄物と人間環境をつなぐ媒体は地下水による溶解と運搬であり,この観点から,できるだけ地下水が少ない安定した地層を選出するよう努めるとともに,多重バリアの考え方,即ち,「地層という天然バリアに工学的バリアを組み合わせることによって処分システムを構成する」という考え方を処分の基本的概念とする。
(2)地層処分の研究開発には,極めて長期間を要するため,全体として整合性のとれた研究開発を合理的に進めていくためには,長期的な展望のもとに段階的に研究開発を行い,各段階の成果を踏まえて次の段階に進むものとする。
２．地層処分研究開発の手順と研究開発項目
地層処分研究開発は,図-5に示すように可能性ある地層の調査 有効な地層の調査模擬固化体現地試験 実固化体現地試験 試験的処分の5段階を経て行う。
また,これらの研究開発と並行して安全評価に関する研究を進め,各段階における処分技術の評価に反映させる。
各段階において行うべきことについては,図-6に示すとおりであり,「可能性ある地層の調査」については,研究開発の手順及び研究開発項目が明確になっているが,その先の段階についての研究開発の内容については,展望的な形でまとめている。したがって,これらの手順は,それぞれの段階の進捗に応じて明確化されることになる。
図-6の手順部分の右欄の研究開発の内容については主として動燃が,中央の欄の内容については国が,左欄の安全評価研究の内容については主として原研がそれぞれ担当する。
３．地層処分研究開発の進め方
当面の中心課題は可能性ある地層の調査にある。このため,動燃においては,以下に示すように,①地層に関する調査研究,②工学バリアに関する研究及び,③地層処分システム研究を行い,これらの成果を踏まえて,昭和58年度に可能性ある地層について総合評価する。その結果を,国のしかるべき評価機関においてチェックし,次の段階の広域調査を行うべき有効な地層を国として選定する。
また,原研においては処分技術開発の各段階において必要となる安全評価に関する研究開発を進める。
（１）地層に関する調査研究
可能性ある地層の賦存状態を明らかにするために文献調査及び地質概査並びに水理機構調査を行うとともに,天然バリアとしての地層の機能を明らかにするために岩石特性試験,透水性試験及び核種吸着性試験を行い,地層の包蔵性を調査する。
（２）工学バリアに関する研究
地層という天然バリアに組み合わせる工学バリアに関して,グラウト技術及び緩衝材技術を開発するとともに,工学バリアの有効性を評価するための健全性評価試験及び工学バリアと地層の両立性試験を行う。
（３）地層処分システム研究
我が国に適した地層処分システムの概念を明らかにするとともに,固化体,工学バリア及び地層の各バリア並びに処分システムの性能評価を行う。
（４）安全評価に関する研究
高レベル放射性廃棄物の処理処分が人間に与える影響を評価するため,処分後発生する事象の解析,安全評価シミュレーションモデルの作成及び安全評価用データの蓄積を行い,安全評価手法を確立する。
これらの成果を踏まえて試験地の総合安全評価を行う。
４．地層処分研究開発課題
（１）地層に関する調査研究
①地層賦存状態の調査
(a)文献調査及び地質概査
地層処分の研究の観点から,我が国において広範に分布している地層(岩種)及び諸外国において研究の対象とされている地層(岩種)について,我が国における分布状況を文献調査により把握するとともに,地震,活断層,洪水,人口密度及び環境状況等自然的,社会的要因について文献調査を行う。
また,地下資源調査,学術調査等の既存の地質資料を収集,解析し,地層の賦存状態の概略を明らかにするとともに,地質概査を行う。
(b)水理機構調査
高レベル放射性廃棄物中に含まれる放射性核種を人間環境に運ぶ主な要因は地下水の移動であり,その移動速度や方向等の水理機構を解明する必要がある。そのため,地下資源開発等の分野で得られたデータを収集,整理し,水理モデルを開発する。
②包蔵性の調査研究
地層処分における天然バリアを評価するために岩石の透水性,核種吸着性及びこれらに対する熱や応力の影響等地層の包蔵性を調査する。
(a)岩石特性試験
一般的なサンプル及び深部地層から採取したサンプルによる岩石の強度,熱影響,放射線影響等の特性を調べる。
(b)透水性試験
処分環境を模擬した条件下の試験及び地下空洞を利用した試験により地層の状態と透水性の関係を調べる。
(c)核種吸着性試験
文献調査及び試験により核種吸着性に関する基礎的データを収集するとともに,トレーサーを用いた原位置試験を行い,地層の核種吸着性を調べる。
なお,OECD/NEAにおいて核種の吸着性に関する国際データバンクシステムが企画されており,これに参加することにより有効なデータの取得に努める。
（２）工学バリアに関する研究
地層という天然バリアに組み合わせる工学バリアに関して,地下水の浸入を防ぐ機能及び核種移行を遅延させる機能を有する材料の選定,開発及び施工技術を開発する。
①グラウト技術の開発
処分場建設時のシャフト(立坑),トンネル(坑道)等の掘削時に地層にかかる応力により影響を受けた部分を修復し,母岩と緩衝材との境界を補強するグラウト技術を開発するため,適切なグラウト素材を選定するための試験及び地層中への注入技術を開発する。
②緩衝材技術の開発
放射性核種の移行の媒体となる地下水の浸入を防ぎ,また,一旦地下水が浸入し,放射性核種を溶かした後は,核種の移行を抑制する効果を持つ緩衝材技術を開発するため,適切な緩衝材を選定するための試験及び施工法の開発を行う。
なお,緩衝材としては,オーバーパック,処分孔と固化体の間隙を埋める充填材,トンネル,シャフトの埋め戻し材,試錐孔あるいはモニタリング孔等に施こす栓等があり,それぞれの目的に合わせた素材及び施工技術の開発を行う。
③健全性評価試験
処分環境を模擬した条件における工学バリアの健全性評価及び工学バリアと地層との両立性試験を行う。
なお,OECD/NEAストリパ計画は,これらの観点を含めた原位置試験を当面の開発課題としており,これに参加することにより我が国の試験研究に反映させる。
（３）地層処分システム研究
①地層処分システム設計
地層処分システムに要求される機能,処分する廃棄物の特性,現状で想定される工学的対応及び地層条件の情報等をもとに,システムの概念を明らかにする。
②性能評価研究
地層処分システムを構成する各バリアにおける移行経路を想定して核種の移行シナリオを策定する。
これをもとに,固化体,工学バリア及び地層のそれぞれの隔離性または移行遅延効果を数式化し,固化体及び処分環境から与えられる条件をもとに解析モデルを作成する。
次に,地層に関する調査研究及び工学バリアに関する研究により収集・蓄積されたデータをもとに解析を行い,各バリア及び処分システムの性能評価を行う。
なお,OECD/NEAの核種移行シナリオのワークショップに参加することにより,シナリオの作成に当たって諸外国の例も参考とする。
（４）安全評価に関する研究
放射性廃棄物の処分が,人間に対し与える影響を評価する。
具体的方法としては,
① 地層処分開始後発生することが予想される事象とその発生確率の推定を行う。
② それらをシステム化した核種の環境移行経路モデル及び環境被曝解析モデルを作成する。
③ モデルに組み込む種々のデータの測定を行う。
④ モデル試験地のデータを入れ,試験地の総合安全評価を行う。
①事象解析
処分地点から人間の環境に放射性物質が移行する原因となる事象はどのような内容か,また,その発生確率は,どの程度かを解析・検討する。
このため,フォルト・ツリーを作成するとともに,それらに発生確率値を付与し確率計算を行う。
②
安全評価シミュレーションモデルの作成
(a)環境移行経路モデルの作成
最も発生確率の高い事象により環境移行経路のシミュレーションモデルを作成し,海,河川,湖沼への放射性物質の移行量を計算する。
(b)環境被曝解析モデルの作成
事象解析,環境移行経路モデルによって推定される地表への核種放出量をもとに,人間環境における放射性物質の移行経路を解析し,個人及び集団の被曝線量を評価する。
このため,人間環境中における放射性物質の移行経路モデルの解析によって人間に対する被曝線量を計算するとともに,それらの生起確率を考慮してリスクの算定と評価を行う。
③安全評価用データ
実験室規模でホット試験を行うとともに,天然バリアと地層バリアに関する安全評価手法の屋外確認試験を行うことにより,次に続く試験地の安全評価のためのデータを得る。
④試験地の総合安全評価
模擬固化体現地試験,実固化体現地試験及び試験的処分の各段階を通じて,長期モニタリングシステム及び総合安全評価手法の開発,実証を行う。
IV その他
高レベル放射性廃棄物対策及びこれに必要な研究開発を全体として,整合性のとれた形で体系的に進めていくためには,「管理システムに関する調査研究」が必要であり,又,将来ガラス固化体を移動させる必要が生ずるので,これに備えた「輸送に関する研究開発」が必要である。
更に,処理処分に関して,現在開発を進めている技術に代替するような技術の開発,即ち,より優れた固化方式に関する研究開発,郡分離・消滅処理に関する研究開発,処分の実施が遅れた場合の長期貯蔵に関する研究開発,海洋底処分に関する調査も推進する必要がある。
一方,高レベル廃液とは性状の異なるハルの処理については,放射化された金属片であること及び核分裂生成物やウラン,プルトニウム等が付着していることを考慮したうえで,これまでの調査検討を踏まえて減容処理技術開発を進める。
１．管理システムに関する調査
固化,貯蔵,輸送,処分等放射性廃棄物の管理に関しては,我が国の環境に適合し,国民的合意が得られるよう安全性に重点をおき,合理的な管理システムの検討を行い,本格的処理処分方策の確立を図る必要がある。
このため,長期的かつ全体的な放射性廃棄物管理の観点から,高レベル放射性廃棄物管理シナリオの検討,作成を行い,技術面,制度面,法的面など総てを織込んだシナリオを作成する必要がある。
２．輸送に関する研究開発
ガラス固化体の輸送については,既に実施されている使用済燃料の輸送の経験と実績が十分活かされるものと考えるが,輸送に帰因する各種要因により放射性物質の漏洩等許容限度を超える物性の変化等を起こさないように配慮することが重要である。
したがって,今後このための最適輸送システムを考慮した輸送機器の整備,輸送前後におけるガラス固化体に関する検査方法の検討,輸送の安全評価及び輸送機器の検討に資するために,輸送容器の衝撃特性,熱特性,耐圧特性等についての検討を進める必要がある。
３．新固化方式等に関する研究開発
現在実証段階にあるホウケイ酸ガラスと比較して,貯蔵時及び処分時の耐久性に優れた固化体を開発することを最終目標として,当面諸外国においても研究開発を進めている金属マトリクス法,結晶化ガラス法及び焼結固化法等の研究開発を進める。
このうち,金属マトリクス固化技術については,金属マトリクス固化体製造試験,ガラスビーズ製造試験等を進め,溶融ガラスのビーズ化から,マトリクス固化までのプロセスの概念設計を行う。
結晶化ガラスについては,溶融固化条件,最適組成等についての調査研究を進める。
焼結固化については,セラミックス焼結固化及び金属複合焼結固化に関し,焼結技術,固化体の最適形状に関する検討を進める。又,鉱物組成を利用した岩石固化法についても調査検討を行う。
４．群分離等に関する研究開発
高レベル放射性廃液から,ストロンチウム,セシウム,超ウラン元素を分離する群分離,超ウラン元素を短半減期核種に変換する消滅処理は未だ世界的に確立されておらず,実用化までには多くの解決すべき問題があるとされており,我が国においても,当面,基礎研究を進めていくこととする。
①群分離
我が国においては,消滅処理することを目標として超ウラン元素を分離する研究開発及び固化処理することを目標としてストロンチウム,セシウムを分離する研究開発を進めている。現在は,溶媒抽出法とイオン交換分離法により,実廃液を用いた分離試験に着手しているが,今後,当面昭和58年度まで実廃液分離試験を行い,分離回収率,安全性及び経済性等について検討する。
②消滅処理
これまで炉物理上の理論計算を行うなどその可能性について検討を進めてきた。
今後は,当面,臨界実験装置等を用いて基礎データの収集を図っていく。
５．長期貯蔵に関する研究開発
一時貯蔵を行い,冷却後は,処分を行うこととしているが,万一の技術開発の遅れ,その他の事情から冷却後直ちに処分が可能でない場合は,さらに,長期の貯蔵が必要になる場合も考えられる。
このような場合も一応考慮に入れ,「一時貯蔵の応用技術」の観点から貯蔵施設に使用される構造材料の耐蝕性,機械強度,物理化学的特性等に関する長期健全性について検討を行うとともに,それらの健全性が失われた場合の検出方式及び補修方式についても検討し,長期貯蔵に関する意志決定のための技術的基礎を整える。
６．海洋底処分に関する調査研究
高レベル放射性廃棄物の地層処分の代替法として海洋底処分の調査研究がOECD/NEAを中心に進められている。我が国においても,このNEAの活動への協力の一環として昭和53年から文献調査により,我が国周辺海域を対象に高レベル放射性廃棄物の海洋底処分の可能性に関する調査研究を開始した。
当面,この活動の中で,①海水の物理化学特性,海水の流動状況等の海洋構造②海洋底地形,海洋底堆積物,海洋底の構造等の海洋底地質構造③漁業資源,海産生物の放射能バックグラウンド等の海洋性生物に関する調査を進めている。
今後とも,OECD/NEAの活動の中で各国との情報交換を中心に調査研究を進めていく必要がある。
V 審議経過(略)
ｉｉ 新型転換炉実証炉評価検討専門部会報告書
昭和56年7月20日
新型転換炉実証炉評価検討専門部会
１．経緯と結論
(経 緯)
新型転換炉は,高速増殖炉とともに,その自主開発がエネルギー政策における重要課題であるとともに産業基盤の強化と科学技術水準の向上に大きく寄与するものとして,国会,政府,産業界の総意により官民協力して推進されることになり,昭和42年以来ナショナルプロジェクトとして動力炉・核燃料開発事業団が中心となりその開発が推進されてきたものである。
その間,新型転換炉の開発の目標は,ウラン濃縮作業量を節減ないし不要とする天然ウラン専焼の当初の構想から進んで,我が国の核燃料サイクル上の位置づけにより,軽水炉の使用済燃料を再処理して回収されるプルトニウム及び減損ウランの利用を主体とし,微濃縮ウランをも利用することへ変更された。
新型転換炉開発には軽水炉技術が積極的に活用できることから,実験炉段階を経ずに原型炉から着手し,大洗工学センターでの実規模試験データ等に基づき設計を進め,原型炉設計のチェックアンドレビュー(昭和44年10月)を経て建設が開始された。原型炉「ふげん」は昭和54年3月20日に定格出力で本格運転を開始し,また,「ふげん」の運転データにより設計手法及び設計コードの検証・改良がなされてきた。
原型炉に続く実証炉については,昭和48年より基本構想の検討が開始され,概念設計を経て,現在,基本設計の段階にある。これと並行して,昭和51年より大洗工学センターで実証炉のための実規模試験が実施されている。
実証炉の建設については,原子力研究開発利用長期計画(昭和53年9月原子力委員会決定)において,総合的な評価検討を行い,昭和50年代半ばまでに決定するものとしている。
本専門部会は,原子力委員会の指示に基づき,新型転換炉実証炉の開発に関する今後の施策の確立に資するため,新型転換炉に関する評価検討を次の事項について行った。
① 新型転換炉実用化の意義
② 新型転換炉の技術評価
③ 新型転換炉の経済性評価
④ その他必要な事項
評価検討にあたっては,総括分科会及び技術分科会を設けて審議を行い,その結果に基づいて総合評価を行った。
(結 論)
① ウラン資源のほとんど全てを外国に頼らなければならない我が国にとって,原子力が期待されている石油代替エネルギーの中核としての役割を果たしていくためには,今後必要となる核燃料を安定的に確保するとともに,その有効利用を図ることが重要である。そのためには高速増殖炉の開発を推進するとともに,その本格的導入前にも,使用済燃料からも回収されるプルトニウムや減損ウランをできるかぎり早期にリサイクルして活用することが望ましい。
この観点から,核燃料サイクルを確立し,プルトニウムの利用を軽水炉及び新型転換炉で図っていくことが重要である。
新型転換炉は,我が国が世界に先がけてプルトニウムの本格的利用をめざしている自主開発炉であり,プルトニウム及び減損ウランを有効かつ容易に利用できる特性を有している。これを実用化し,軽水炉と組み合わせて我が国の原子力発電体系に導入することができれば,プルトニウムの早期利用による天然ウラン所要量の削減等核燃料の有効利用を実現できるばかりでなく,プルトニウム蓄積量の調整による核物質管理上の経済的負担を軽減する等の利点があること,プルトニウム燃料加工等核燃料サイクルの産業化へのインセンティブが働くこと,さらに,国際的にも我が国における核燃料サイクルの早期確立の必要性について理解を得易くすることができること,などの多面的な効果を期待できる。
また,その結果,原子力分野における自立性が高められ,我が国のエネルギー・セキュリティの向上に寄与するものと考えられる。
② 実用規模である電気出力60万キロワットヘ大容量化した実証炉は,安全性,信頼性及び運転保守性の観点から検討した結果,原型炉「ふげん」の建設運転経験等のこれまでの技術開発の成果に加え軽水炉技術が反映されており,主として確認あるいは実証を目的とする追加的研究開発は必要であるが,実証炉設計で示された機能及び性能を実現できる見通しである。
また,原子力発電の全発電設備容量に占める比率が大きくなった場合に必要となる負荷追従運転について,新型転換炉は制御上容易である等の技術的特長を有している。
③ 原型炉「ふげん」の建設費の実績をもとにスケールアップ等を考慮して予測した現設計の実証炉の建設費及び発電原価は相当割高になっている。
この予測結果をもとに設備共用化,習熟効果等を勘案した本格的商業化段階における経済性の見通しによると,新型転換炉の発電原価は今後の新設電源のうち最も安価である軽水炉より割高ではあるが,将来原子力発電とともに積極的な建設が予定されている石炭火力発電等と比肩し得る見通しである。さらに新型転換炉は燃焼度の向上等の技術改良による経済性の向上も期待される。
なお,新型転換炉の経済性について考慮する場合,プルトニウムの早期利用により資産の有効利用が図れること,及び減損ウランの利用が容易であること等の定量的評価が困難な経済的メリットがあることに留意する必要がある。
以上のように,新型転換炉の経済性は軽水炉より割高になる見通しであるが石炭火力発電等に比肩しうるものと考えられ,また,我が国のエネルギー・セキュリティーの向上及び核燃料サイクルの確立への寄与等を考慮すると,高速増殖炉の実用化時期や軽水炉へのプルトニウム利用の見通し等との兼合いもあるが,現時点では,新型転換炉を原子力発電体系に組み入れることができるよう,官民協力して開発を進めていくことが望ましい。
このため,資金分担,実施主体等について関係者の間で合意が得られることが基本的前提となるが,大容量化に伴う技術の実証及び経済性の見通しの確立を目的とし,なお進んでより一層の大容量化や燃焼度の向上等の技術改良による経済性の向上を検討するため,電気出力60万キロワットの実証炉を建設することが妥当であると考える。
実証炉の建設,運転にあたっては,民間が積極的役割を担うことが適切と考えられる。この場合,実証炉が開発初期にあるため未経験の問題が多いこと等によりその建設費及び発電原価は相当割高になることも予測されること,我が国のエネルギー・セキュリティの向上に寄与すること等にかんがみ,国による適切な支援措置が必要である。
なお,実証炉の建設・運転にあたって必要な研究開発については,国が積極的な役割を果すことが期待される。
２．新型転換炉実用化の意義
エネルギー源の大部分を外国に頼らなければならない我が国にとって,エネルギー・セキュリティの目標は自主性の確保と安定供給の確保である。このためには,国際協調を図る一方で,基本的には自立性の向上の観点から,外国依存度を低減させることが必要であると考えられる。
石油代替エネルギーの中核を占めることが期待されている原子力発電においても,ウラン資源供給のほとんど全てを海外に依存し,また現状では,ウラン濃縮役務をも外国に依存しながら,濃縮ウランのみを燃料として利用してきた。
軽水炉による積極的な原子力発電計画を有している我が国にとって,今後ともウラン資源を海外に依存しつづけなければならないが,原子力の場合化石燃料と異なるのは,使用済燃料中に存在するプルトニウム等の核燃料をいわば自国資源として利用できることであり,核燃料サイクルを確立してその活用を図ることが是非必要である。
このため,他の原子力先進国と同様に,軽水炉から高速増殖炉へ移行するという基本路線を推進するとともに,高速増殖炉の本格的導入前にも,使用済燃料から回収されるプルトニウムや減損ウランをできるだけ早期にリサイクルして有効利用することができるならば,天然ウラン所要量と濃縮分離作業量を削減することとなり,原子力における資源面での外国依存度の低減ひいてはエネルギー・セキュリティの向上に寄与できる。
一方,原子力利用の特質として,天然ウランを外国から入手する場合及び原子炉,ウラン濃縮,プルトニウム燃料製造,再処理等を,技術導入するかあるいはそれらに関する役務を外国に委託する場合,特に核不拡散の観点から,ロンドン協議ガイドラインや二国間原子力協定にみるように,使用済燃料の再処理あるいはプルトニウムの貯蔵と利用に関し国際的規制をかけられ,その方法等について相手国の同意が必要となっている。また,国際核料燃サイクル評価(INFCE)での討議に見られるように,核燃料サイクル確立の要めである使用済燃料の再処理とそれから回収されるプルトニウムの利用については,その必要性を示すことが求められる可能性がある。
我が国としては,核不拡散の目的に沿って国際協調を進めることを基本としつつ,同時に原子力分野における自立性を向上させて原子力利用の自主的な発展を図れるようにすることが,エネルギー・セキュリティの観点から重要である。
以上のような観点から,新型転換炉の特長を踏まえその実用化の意義を次のように評価した。
（１）天然ウラン所要量の削減等核燃料の有効利用
① 我が国は軽水炉一高速増殖炉の路線を原子力開発の基本としている。しかし,高速増殖炉の実用化時期と投入速度,軽水炉へのウランリサイクルの実用化時期等に不確実性があり,これらが遅れた場合我が国が必要とする天然ウラン累積所要量は,長期的ウラン需要の観点に立てば容易に確保できるとは言えない。このため,我が国における原子力開発利用の戦略としては,天然ウラン所要量をできるだけ少なくすることが重要である。
新型転換炉は後述するように,プルトニウム及び減損ウランを有効かつ容易に利用できる特性を有しており,高速増殖炉実用化までの間,補完炉として投入しプルトニウムの早期利用を行うことにより,高速増殖炉の実用化が遅れた場合,あるいは早い時でもその実用化初期における投入速度が低い場合,天然ウラン累積所要量と濃縮分離作業量を削減することができる。
② 高速増殖炉実用化までの間,新型転換炉投入によりプルトニウムを積極的に利用することは,プルトニウム蓄積量を調整でき,その結果,核物質管理上の経済的負担,分裂性プルトニウムの減少等の問題を軽減し,資産の効率的運用を図ることになる。
③ 新型転換炉は,軽水炉の使用済燃料から回収されるプルトニウムと減損ウランを利用しうる他,さらに,高速増殖炉の実用化時期等諸般の情勢変化に応じて,濃縮ウランをも燃料として有効に利用しうるので,ウラン資源に乏しい我が国に必要な核燃料の弾力的活用が図れる。
（２）原子力分野における自立性の向上
① 新型転換炉は,我が国独自の技術で開発してきた国産動力炉であり,その知見とノウハウは確実に我が国に蓄積されている。また,今後も実用化に必要な各種試験等を行う体制が整っており,外国メーカの技術提携に束縛されず,我が国独自の技術として発展させることができる。さらに,輸出にあたっては自主技術であるため導入技術より有利であると考えられる。
② 高速増殖炉実用化の本格的プルトニウム利用時代を迎えるためには,これの地ならしとも言うべき過程を経る必要がある。例えば,長期間のリードタイムを必要とするプルトニウム燃料製造技術については,逐次スケールアップを図り,事業経験を積み,また,その実績を通じてプルトニウム利用に対する国民的コンセンサスを得るなどして,円滑な移行を果たす必要がある。このような観点からも,高速増殖炉の実用化に先立って,新型転換炉によるプルトニウムの商業的利用を進めることは,核燃料サイクルの産業化に寄与し,あわせて軽水炉へのプルトニウム利用にも有利に作用するものと考えられる。
③ 核燃料サイクルを確立し核燃料の有効利用を図ることを基本としている我が国としては,再処理の商業化が当面の課題である。新型転換炉の実用化は我が国が再処理の商業化を進め核燃料サイクルを確立しなければならない立場を具体的に示すものとなり,国際的な理解を得るための一助となる。
３．新型転換炉の技術評価
電気出力60万キロワットの実証炉の技術評価検討は,動力炉・核燃料開発事業団から提案された実証炉設計について,安全性,運転信頼性及び運転保守性の観点から,特に「ふげん」と比較して改良された項目,軽水炉と比較して相違している項目及び新型転換炉の技術水準等に注目して,技術的検討を行い,実証炉設計の実現に対する技術的見通しを主眼に評価を進めた。さらに,これらの評価を基に実証炉開発に必要な研究開発についても検討した。
その結果,実証炉はその設計で示された機能及び性能を実現できる見通しである。
また,実証炉の設計を検討する中で明らかになったものも含め新型転換炉の特長を整理し,実証炉の技術評価の範囲を越えるが,さらに将来の技術的展望として,100万キロワット級への大容量化の見通しについても検討した。以上の結果をとりまとめると次のとおりである。
（１）安全性
限られた検討範囲ではあるが,実証炉の安全設計は,全体として「ふげん」を踏襲しており,これまでに蓄積された多くの研究開発と実証試験及び「ふげん」の運転実績により安全性は確保できる見通しである。
TMI事故に係る安全対策事項の反映については,新型転換炉特有の系統・機器あるいは事故事象のため,軽水炉と異なる11項目及び運転員の誤操作防止対策の計12項目を選出し,検討した結果,実証炉の設計は,一部実証試験による確認の必要なものもあるが,TMI事故に係る安全対策事項の要求を満足できる見通しである。
耐震性については,サイト未定のためサイト条件を踏まえた詳細な検討は今後にゆだねられるが,一般的に厳しいと考えられる地盤地震動条件を想定し解析した結果,「ふげん」(電気出力16万5千キロワット)から60万キロワットへの大型化等にともなう特別の問題はないとの見通しである。
（２）運転信頼性
実証炉の原子炉本体,燃料交換装置等は「ふげん」の実績を踏まえ,改良あるいは合理化するなど信頼性向上の配慮が払われている。また,「ふげん」においてみられた配管等の応力腐食割れの問題については対策が図られている。さらに,定期検査工程の短縮化が図られており,実証炉は12か月サイクル運転を前提として評価した結果,設備利用率70％程度は得られる見通しである。
実証炉燃料はプルトニウム燃料を主体に装荷され,軽水炉の設計手法を基に「ふげん」の燃料の実績,海外炉における照射試験結果を反映して軽水炉なみの27,OOOMWd/tを達成するよう設計されている。なお,プルトニウム燃料棒については,最高約25,000MWd/tの照射実績はあるが,実証炉燃料等の照射試験を実施し,その健全性を確認する計画である。
実証炉の炉心特性はプルトニウム専焼炉として適しているが,ウラン燃料の装荷も可能であり,その割合は50％程度である。なお,ウラン燃料全装荷炉心については,燃料集合体に関する開発が必要であるが,その実現性については見通しがある。
新型転換炉は,(5)で後述するように負荷追従し易い特性があり,制御面では日負荷追従運転(燃焼末期の一部期間を除く),ガバナフリー運転,自動周波数調整(AFC)運転の各制御ができる見通しである。なお負荷追従運転に伴う燃料集合体の健全性については,ペレット・被覆管相互作用(PCI)について解析・試験を進め,これらを踏まえ「ふげん」により確認することが必要であると考えられる。
（３）運転保守性
実証炉は,クラッドの低減等,被ばく低減対策が施されており,作業員の被ばく線量は軽水炉なみの見通しである。また,トリチウムに対しても,「ふげん」の実績を基に重水漏洩防止対策等をとっているので,実証炉の周辺公衆被ばく線量は,「ふげん」と同程度になると考えられる。
実証炉の供用期間中検査は,軽水炉の規程の準用あるいは規程の趣旨に沿った検査ができる見通しであるが,検査性能の向上,作業員の被ばく低減のため,各種検査装置の自動化等の開発が続けられる。これらの装置等は実証炉の運転開始までに用意出来る見通しである。
（４）実証炉開発に必要な研究開発
実証炉運転開始までに必要とされる研究開発は,確認あるいは実証を目的にするものがほとんどで,これまでの「ふげん」の開発経験を生かして設計を進めるので新規に開発に着手するものは少ないと考えられる。
（５）新型転換炉の技術的特長と展望
新型転換炉は,減速材として中性子経済の良い重水を使用し,また,高温高圧の冷却材と常圧の減速材を分離した圧力管型炉であることにより,次のような特長を有する。
① プルトニウムと減損ウランを有効かつ容易に利用できる。
すなわち,新型転換炉の燃料集合体では燃料棒が同心リング状に配列されているため,2種類のプルトニウム富化度をリング別に与えるだけで局所出力ピーキングを小さくし核熱的制限値を満足させることができる。このため,燃料製造時の工程及びプルトニウム管理を単純化できる。
また,新型転換炉において高次プルトニウムを利用する場合,非核分裂性プルトニウムの影響をほとんど受けないので,製造時に分裂性プルトニウムの量をわずかに増加させるだけで同一燃焼度を保ち,炉心特性はほとんど変わらない。
また,減損ウランを利用する場合は,減損ウランにプルトニウムを富化して使用するが,減損ウラン中の235U含有量と核分裂性プルトニウム量の和が一定であれば核特性はほとんど変わらない。
さらに,新型転換炉の使用済燃料がら抽出されるウランは,235U含有率が濃縮テール以下となるので,これを再濃縮する必要性はなくなり,廃棄又は高速増殖炉ブランケット燃料として貯蔵されることになる。このため,新型転換炉で減損ウランを利用すれば,その使用した分については,236Uの累積を断つことができる。
② 冷却材ボイド係数がほぼ零のため外乱に対する原子炉出力の動揺が少なく,また,制御棒近傍の燃料の局所的出力変動が小さいため燃料へ与える影響が少ない等の特性から,負荷追従運転が容易である。
③ 炉心の出力分布が平坦化されており,取出燃料の燃焼度の分散が少なく軽水炉と同じ平均燃焼度であっても最大燃焼度が低い。このため,富化度を上げるだけで,最大燃焼度の制限を守りつつ平均燃焼度の向上を図ることができる。
④ 圧力管型原子炉は,構造上,運転中燃料交換の可能性がある。これが実現できれば,設備利用率の向上,破損燃料の迅速な取出し,装荷燃料の有効利用等の効果が期待できる。
実証炉設計においては,以上の新型転換炉の主要な特長のうち,①プルトニウムと減損ウランの有効かつ容易な利用,②負荷追従運転が容易である,という特長がほぼ生かされている。③燃焼度向上については,適切な燃料交換計画,富化度分布の最適化等により大幅な向上についての実現の可能性がある。なお,④運転中燃料交換の実現のためには,燃料のPCI等の技術改良が必要であるので,長期的課題として検討することが望ましい。
また,経済性を向上させる等の観点からは,先に述べた大幅な燃焼度向上の他,100万キロワット級への大容量化が課題であるが,現実証炉設計に基づき炉心性能及び機器・構造の観点から検討した結果,さらに詳細に検討すべき課題はあるものの,その実現については技術的可能性があると考えられる。
４．新型転換炉の経済性評価
新型転換炉の経済性については,原型炉「ふげん」の建設費の実績をもとに,スケールアップ等を考慮して予測した現設計の実証炉の建設費及び発電原価と,さらに,これに同一サイト複数基設置による設備共用化,多数基導入による習熟効果を勘案して予測した本格的商業化段階における建設費,発電原価の見通しを評価した。
経済性評価に用いた前提条件等には,多くの変動要因があるので,実証炉の建設費,発電原価は帯域で示すことにした。
また,本格的商業化段階における経済性評価は,将来における建設費の低減効果に不確定要因が加わるなど,実証炉についての予測と同様の精度で評価を行うことは困難であるので,経済性の観点から課題の摘出に資することを主眼とした。
なお,経済性評価全体の基礎となっている実証炉建設費の予測方法としては,軽水炉との比較において新型転換炉特有の部分について個別積算を行う方法,あるいは全体的に積算を行う方法も考えられるが,サイトも未定であり,また実証炉の基本設計という現段階では時期尚早と考え,原型炉「ふげん」の建設費実績には原型炉であるがための割高部分があるとの懸念もあるが,これに基づいて実証炉へのスケールアップを主体とした予測を行った。
以下に予測結果の評価と今後の課題について述べる。
（１）実証炉の建設費
実証炉の建設費は,主として「ふげん」の建設費を基礎とし,実証炉設計に基づいてプラントのスケールアップとエスカレーションを考慮し,別途追加(削除)設備等を積算し,これに建設中利子を加えて予測した。なお土地,構築物等については想定条件のもとに積算により予測を行った。その結果,昭和57年運開ベースにおける実証炉の建設費は2,960億円(低域)～3,225億円(高域)建設単価で49.3万円/kW～53.7万円/kWと予測した。
実証炉設計に基づいた主要設備の物量比較では,実証炉は同出力の軽水炉より多くの物量が投入されている。この理由は,実証炉が重水炉であることのほか,初期開発の段階にあることによると考えられる。
今後の課題としては,詳細な設計を進める段階で合理化を行い,機器・設備容量の最適化を図ることが重要である。
（２）実証炉の発電原価及び燃料費
実証炉の発電原価は昭和57年度価格で運開初年度21.8円/kWh～23.1円/kWh,16年平均で17.5円/kWh～18.4円/kWhと予測した。
この結果で低域値を例にとると,初年度の資本費は発電原価のうち55％を占めるが,16年平均では占める割合が低下して51％になる。重水費については初年度で約6％を占めるが,16年平均では約3％を占めるに過ぎず,これは重水を定率法で原価償却するために初年度の負担が特に大きくなるからである。燃料費は初年度で18％程度,16年平均では17％程度である。発電原価の高域値を例にとると,資本費の負担が2％程度大きくなり,それに伴ってその他の項目の比率が若干低下することになる。
これらの分析から,重水費は長期的に見るとそれ程大きな負担とはならず,発電原価を低減させる鍵は資本費と燃料費にあると考えられる。
資本費については,前述した合理化設計による建設費の低減が重要である。燃料費については,昭和57年度価格で運開初年度3.82円/kWh,16年平均3.02円/kWhと予測され,このうち成型加工費,再処理費,輸送費の合計が約70％を占めている。
したがって,燃料費を低下させるための今後の課題としては,燃焼度を増加させ,燃料の取替量を少なくすることが重要である。
（３）本格的商業化段階における建設費
本格的商業化段階として,ここでは10基目を代表点として取り上げ,実証炉からの建設費の低減効果を検討し,その結果3割程度低減すると評価した。この結果を基に,本格的商業化段階における60万キロワットプラントの建設費は昭和57年度運開ベースにおいて1,900億円(低域)～2,300億円(高域),建設単価では32万円/kW～39万円/kWになると予測した。
一方,国内における計画段階(一部着工済のものも含む)の軽水炉33基について調査した結果,分散があるが,平均出力96.9万キロワットで,昭和57年運開ベースに補正した建設単価の平均は28.2万円/kWとなる。この軽水炉33基の中には新型転換炉での想定に比べて立地条件の悪いものもあり,またサイト当りの基数も4基より少ないものが含まれているので比較の前提が一致しない点もある。これらの軽水炉は国内では21基目から53基目に相当するが,国内メーカのシェアと当初から導入炉であったことを考慮すると,自主技術開発による新型転換炉の何基目に対応すべきかは判断が難しい。また新型転換炉についても当初から軽水炉の経験が活用されている。
しかしながら,これを軽水炉の実勢平均建設費と見て比較するならば,新型転換炉の建設単価は軽水炉に対して1割強(低域)～3割強(高域)割高になっている。
新型転換炉は重水炉であるために本質的に炉心寸法が大きくなり,更に重水系統設備が付加されることにより建設費が若干高くなることは避けられないが,今後の課題として一層努力を傾注し建設費を低減することが重要である。
このため,今後商業化を進める段階ではさらに機器・設備の合理化及びシステム設計の最適化について検討する必要がある。
さらに,経済性を向上させる等の観点から大容量化の検討も進める必要がある。
（４）本格的商業化段階の発電原価及び燃料費
本格的商業化段階の発電原価は昭和57年度価格で運開初年度16円/kWh～18円/kWh,16年平均13円/kWh～14円/kWhと予測した。
一方,前記軽水炉33基の平均モデルケースの発電原価を試算した結果,運開初年度12.4円/kWh,16年平均で10.5円/kWhを得た。両者を16年平均で比較すると,新型転換炉の発電原価は3割程度高い。
燃料費について軽水炉と比較すると,新型転換炉は3.7円/kWh(初年度),2.8円/kWh(16年平均),軽水炉は3.3円/kWh(初年度),2.7円/kWh(16年平均)であり,両者はほぼ同等となっている。これは,両者とも大きな割合を占める再処理費が同一であり,また新型転換炉では,プルトニウム混合酸化物燃料の成型加工費がウラン燃料の成型加工費と比べて割高であるが,天然ウラン所要量が少なくかつ濃縮費が不要であることによりほぼ相殺されているためである。
このような関係から,新型転換炉はウラン価格及び濃縮費の上昇に対しては影響を受けることが少なく,この点では軽水炉より有利な条件を有している。しかしながら,燃料費に占める成型加工費と再処理費の割合が大きいので,その負担を軽減するために燃焼度の向上を図ることが燃料費の低減に有効であり,本格的商業化段階への課題として検討しなければならない。
以上の結果を総合的に評価すると,新型転換炉の経済性は,現時点での知見に基づいても,今後の新設電源のうち最も安価である軽水炉より割高ではあるが,将来原子力発電とともに,積極的な建設が予定されている石炭火力発電等と比肩しうる見通しである。さらに新型転換炉は,燃焼度の向上等の技術改良による経済性の向上も期待される。
なお,新型転換炉の経済性について考慮する場合,プルトニウムの早期利用により資産の有効利用が図れること及び減損ウランの利用が容易であること等の定量的評価が困難な経済的メリットがあることに留意する必要がある。
ｉｉｉ ウラン濃縮国産化専門部会報告書
昭和56年8月3日
原子力委員会ウラン濃縮国産化専門部会
はじめに
原子力発電の推進は,エネルギー政策上の最重要課題の一つであるが,我が国は,原子力発電に必要なウラン濃縮役務の全量を海外に依存している。濃縮ウランの国産化を図るため,原子力委員会は,昭和47年8月,遠心分離法によるウラン濃縮パイロットプラントの建設,運転までの研究開発を「国のプロジェクト」としてとりあげ,これを強力に推進する旨の決定を行った。
その後,動力炉・核燃料開発事業団を中心に,遠心分離法ウラン濃縮技術の開発が進められてきており,パイロットプラントについては,本年秋には建設を終了する予定であり,既に一部運転の成果も得られているところである。
当専門部会は,動力炉・核燃料開発事業団におけるこれまでの研究開発の成果,今後の経済性達成等の見通し,化学法等遠心分離法以外のウラン濃縮技術の現状,ウラン濃縮をめぐる最近の国際情勢等に関する検討を行い,これらを踏まえ,遠心分離法によるウラン濃縮商業プラントの建設,運転に至るまでのウラン濃縮国産化の進め方をとりまとめた。
本報告書においては,ウラン濃縮国産化を推進していく上で基本となる考え方を示したので,この考え方に沿って,関係者間の協議を経て,具体的施策が展開され,早期に濃縮ウランの国産化が図られるよう希望する。
１．ウラン濃縮役務の需給バランス
(1)今後の原子力発電規模の拡大に伴い,我が国におけるウラン濃縮役務の需要量も増大していくこととなり,各電力会社の推定値を積算すれば,昭和65年に年間約8,000トン(注)SWU,昭和70年に年間約10,000トンSWU,昭和75年に年間約12,000トンSWUのウラン濃縮役務が必要となる見通しである。
(2)一方,各電力会社は,米国エネルギー省との契約により,合計5,100万キロワットの原子力発電に必要なウラン濃縮役務(約6,000トンSWU/年)を確保しており,また,フランスのユーロディフ社との契約により,昭和55年から昭和64年までの10年間にわたり約900万キロワットの原子力発電に必要なウラン濃縮役務(約1,000トンSWU/年)を確保している。
(3)上記の契約により,昭和60年代中項までに我が国が必要とするウラン濃縮役務は満たされている。それ以降については不足が生じ,その不足量は余剰濃縮ウランの保有量にもよるが,単年度のバランスの上からは,昭和75年において年間5,000トンSWUを上まわるものと見られている。
(注)「トンSWU」とは,ウラン濃縮役務の量をあらわす単位であり,100万キロワットの原子力発電所が毎年必要とする約30トンの濃縮ウランを作るためには,約120トンSWUのウラン濃縮役務が必要である。
２．ウラン濃縮国産化の意義
我が国は,現在のところ,ウラン濃縮役務の全量を海外に依存しているが,大規模な原子力発電開発計画を持ち,原子力平和利用の先進国である我が国としては,今後,次のような観点から,濃縮ウランの国産化を進めていく必要がある。
（１）ウラン濃縮役務の安定供給の確保
海外にウラン濃縮役務を依存した場合,供給国の政策の変更,海外濃縮工場の事故等我が国のコントロールし得ない理由により供給が不安定となる恐れがあり,これらを避けるためには,ウラン濃縮役務の自給化を図る必要がある。
また,我が国がウラン濃縮工場を有することにより,引き続き供給の一部を海外に依存する場合でも我が国のバーゲニングパワーが確保され,ひいては海外依存分の供給の安定化が期待される。
（２）我が国の自主性の確保
濃縮ウランの国産化を図ることは,濃縮役務を海外に依存していることから生ずる諸々の制約を軽減し,我が国の自主的核燃料サイクルを確立する上での中心的課題である。
世界のウラン濃縮市場の状況をみると,ウラン濃縮役務の供給は,少数の供給者による寡占状態にあり,将来のウラン濃縮事業への新規参入はますます困難になるものと考えられる。このような状況にあって我が国が早期に濃縮ウランの国産化を図り,自主性を確保するとともに,さらには,国際的役割を果たすことが重要である。
（３）回収ウランのリサイクル利用
再処理工場で回収されるウランは,プルトニウムと同じく貴重な国内燃料資源であり,これを国内の濃縮工場で再濃縮してはじめてそのメリットが生きてくることになる。
今後の民間再処理工場の運転により大量のウランが回収されてくることになるが,そのリサイクルを国内で完結させるためにも,国内にウラン濃縮工場が必要である。
（４）原子力産業の振興に対する寄与
遠心分離法によるウラン濃縮技術は,精密機械技術,プロセス技術等を集大成するものであり,我が国の産業基盤からみて,民間の活力を十分に生かすことによってウラン濃縮事業が国際競争力を持つ産業分野となることが期待される。今後,ウラン濃縮国産化計画を円滑に進めていくことにより,ウラン濃縮事業が我が国原子力産業の中核として育成され,将来においては,ウラン濃縮役務を海外に供給していくことも期待される。
３．遠心分離法ウラン濃縮技術の評価
動力炉・核燃料開発事業団が,学界,産業界の協力を得てこれまで進めてきた遠心分離法ウラン濃縮技術の研究開発の成果を評価すれば次のとおりである。
（１）遠心分離機
回転胴の高周速化及び長胴化が達成された結果,遠心分離機の分離性能は著しく向上してきており,我が国の遠心分離機は,分離性能的には,国際的水準に達しているものと判断される。
また,遠心分離機の信頼性については,これまでに実施された寿命試験,パイロットプラントの部分運転等によりほぼ目標値を達成しており,今後のパイロットプラントの運転により,一層のデータの蓄積が図られるものと期待される。
（２）カスケード技術
パイロットプラントのこれまでの運転では,設計値通りの濃縮度及びカスケード分離能力が確認されており,濃縮プラントの設計に必要なカスケードのデータは,相当蓄積されてきている。
（３）遠心分離機以外のプラント機器・設備
六ふっ化ウラン処理系,計装システム,高周波電源等遠心分離機以外のプラント機器設備については,パイロットプラントの建設段階の進展に応じ,合理化努力が払われており,今後のパイロットプラントの運転を通じ,その評価がなされるものと期待される。
（４）総合評価
これまでのパイロットプラントの建設,運転等の研究開発の成果からみて,我が国の遠心分離法ウラン濃縮技術は,性能面及び信頼性の面においては,確立されつつあると評価される。
一方,経済性の面においては,今後の技術開発の進展に期待されるところが大きく,国際競争力のあるウラン濃縮商業プラントを建設するためには,遠心分離機の量産技術を開発することなどによりコストの低減化を達成するとともに,プラント機器・設備の大型化,合理化を実現し,総合的に信頼性及び経済性を有する濃縮プラントを開発することが技術的課題として残されている。更に,今後とも,これら技術的課題の解決と並行して,諸外国における技術開発の進展に伍して,遠心分離機の一層の性能向上等を図っていくことが重要である。
４．ウラン濃縮国産化の目標
前述のウラン濃縮国産化の意義からすれば,ウラン濃縮商業プラントの建設に進み得る技術が確立された後可能な限り早期に,国産化が図られることが望ましい。
パイロットプラント以降商業プラントまでに解決すべき技術的課題,ウラン濃縮需給バランスの見通し,遠心分離機の製造体制等を総合的に勘案すれば,我が国におけるウラン濃縮国産化の目標は,次のように設定することが妥当と考えられる。
昭和60年代前半に商業プラントの運転を開始し,昭和60年代末に1,000トンSWU/年の規模とし,昭和75年頃までに最低3,000トンSWU/年程度の規模とする。
５．ウラン濃縮国産化の推進方策
（１）基本的考え方
ウラン濃縮事業は,経営の効率性,他の核燃料サイクル事業との関連等の観点からみて,民間において実施すべきものと考える。
一方,ウラン濃縮の事業を推進していくに当たっては,その特殊性から,国際関係,情報管理,保障措置等の分野において,国が関与すべき問題が少なくないので,国は,これらに対し適正に対応するとともに,必要に応じ財政上の支援を行うことにより,ウラン濃縮及びその関連事業が民間事業として健全に発展していけるような条件整備に努めるものとする。なお,効果的な保障措置の適用については,国及び民間の緊密な協力が必要である。
また,動力炉・核燃料開発事業団において蓄積された技術を民間のウラン濃縮事業主体等に円滑に移転していくことは,ウラン濃縮国産化を進めていくための要であり,この点に関する特段の配慮が必要である。
（２）原型プラントの位置付け
ウラン濃縮国産化を進めていくためには,今後,遠心分離機及びその量産技術に関する開発を引き続き進めること,商業プラントに先立って原型プラントの建設運転を行うことなどが必要と考えられる。
原型プラントは,パイロットプラントと商業プラントの間に位置付けられるものであり,次のような目的を達成しうる規模,内容を有するものと考えられる。
① 遠心分離機の量産技術を開発し,製造コストの低減化の見通しを立てる。
② プラント機器・設備について商業プラントに向けての大型化,合理化を図る。
③ 信頼性,経済性の面から最適なプラントの建設,運転のシステムを確立する。
なお,ウラン濃縮事業をめぐる国際的な情勢をみるとき,我が国がウラン濃縮事業に参入していくことを早期に明確にする必要があり,この観点からも,原型プラントの早期着手が望まれるところである。
（３）原型プラントの推進方策
(イ)基本的な考え方
原型プラントの建設運転は,動力炉・核燃料開発事業団が実施したパイロットプラントの経験を十分に踏まえて実施されるものであると同時に,その成果は民間が実施する商業プラントに直接反映されることになる。
原型プラントは技術開発要素が多く,その建設及び運転は商業プラントより割り高であり採算ベースに乗らないこと,技術開発の最終段階としてのリスクが残されていることなどから,国は,民間の積極的な協力を得て,原型プラント計画の推進を図ることが適当である。
また,原型プラントは,相当な生産能力をもつ濃縮プラントであり,その濃縮役務は適正な価格で電力業界が引き取るとともに,原型プラントは将来,ウラン濃縮事業の一部として活用されるべきである。
(ロ)原型プラントの具体的推進方策
原型プラントを早期に着手するという観点から,技術開発を推進している動力炉・核燃料開発事業団が,当面,原型プラントの建設,運転に当たり,商業プラントを実施する民間がこれに積極的に協力していくことが現実的である。
この場合,動力炉・核燃料開発事業団及び民間が緊密な連繋を図り,原型プラントの具体的計画を確立していくことが前提となる。
なお,原型プラント計画を円滑に進めていくために必要な技術開発については,引き続き動力炉・核燃料開発事業団を中心に推進していくことが望ましい。
ｉｖ 核融合炉開発の進め方について
昭和56年9月30日
原子力委員会核融合会議
１．核融合研究開発の意義
核融合エネルギーは,その主体となる燃料を海水から取得することができ,科学的実証を経て,これが実用化された場合には豊富なエネルギーの供給を可能とするものであり,人類の未来を担う有力なエネルギー資源の一つとして役立つものと広く期待されている。特に我が国にとり,将来のエネルギー問題の解決に積極的貢献をなし得るという観点から,核融合研究開発は大きな意義を持つものと考えられる。
核融合の研究は着手されて以来着実に進歩を重ね,今日では具体的に核融合炉を念頭においた研究開発段階に入りつつある。核融合研究開発の当面の目標は,核融合がエネルギー資源として役立ち得ることを科学的に実証し,最適な核融合制御技術を確立することであり,究極的には,核融合を経済性があり,かつ高い環境保全性や安全性を持つエネルギー資源として実現することである。
しかしながら,その実現には長期にわたる広範な基礎研究や技術開発を,段階的に規模を拡大しながら継続的に実証していくことが必要であり,我が国が核融合のような大規模な先端的技術の開発に積極的に取り組むことは,新しいエネルギー資源の開発のみならず,関連する一般的技術の進歩へ貢献することにもなり,その波及効果は極めて大きい。
２．研究開発の現状
1970年代のトカマクに関する研究開発の成果やその蓄積により,日本,米国,欧州共同体(EC)及びソ連において,現在大型装置が建設されており,これら装置による研究が順調に進めば,世界が過去四半世紀の間,研究開発の目標としてきた核融合制御に関する科学的実証(臨界プラズマ条件の達成)が1985年頃には果たされるものと考えられる。一方これと並行してトカマクの改良研究,並びにトカマク以外の磁気閉込め及び慣性閉込めの研究もまた世界で広範に進められており,他方,核融合炉が現実に構想されるようになるに伴い,炉材料,超電導磁石及びトリチウム燃料等に係る炉工学技術の開発が精力的に行われ,国際協力においても既にいくつかの成果がみられる現状である。
我が国の核融合研究は昭和30年代のプラズマ物理の基礎研究から出発し,大学,関係省庁研究機関等における20余年の研究開発の歴史を経て,今日世界的な水準に達している。即ち,トカマクに関する研究では,日本原子力研究所や名古屋大学プラズマ研究所等の実験装置によって,ダイバータ効果,中性粒子入射加熱による高ベータプラズマ,高周波による加熱及び電流維持,低安定係数放電,非円形プラズマの制御等の面において優れた成果を挙げてきている。
トカマク方式を用いた臨界プラズマ試験装置JT-60の建設及び関連する技術開発は順調に進んでおり,これにより得られる大型装置技術の蓄積は大きく,将来の核融合炉開発の基盤を着実に形成しつつあるといえよう。またJT-60計画は不純物制御,長時間パルス運転等の特徴を有することから,米国,EC,ソ連の同種装置と互いに補完し合いながら,科学的実証に相当する臨界プラズマを実現するものと期待される。しかしながら,トカマク方式については,誘導環状電流の崩壊防止対策及びその制御技術の確立が課題であり,また実用に至るまでには定常運転への性能改善が必要である。
したがって,核融合研究開発の現段階としては,トカマク以外の各種閉込め方式についてもその特色に着目しつつ,多角的な観点からの研究を推進しておくことが重要である。このため我が国では早くから大学,国立試験研究機関等において,ヘリオトロン,ピンチ,開放端,慣性閉込め等各種閉込め方式の研究開発について独自の歴史を築いており,その結果ヘリオトロンEによる無電流プラズマの安定な閉込め,タンデムミラーにおける静電ポテンシャルの形成,レーザーによる燃料球の安定圧縮等多くの成果を挙げてきている。また現在大学関係で検討,準備を進めている核反応プラズマ研究計画は,科学的実証の次の段階へ向けての重要な基礎研究の一つとして期待されている。このほか,大学等においては,炉心技術,炉工学技術を問わず,基礎的な研究開発が広範に行われており,人材養成の面を含め層の厚い基盤を形成している。
このような研究開発の進展に伴い,産業界とこれらの研究機関との協力による成果は国際的にも評価を受けており,核融合研究開発における産業界の役割はますます重要になりつつある。
国際協力は1979年頃から急速な盛り上がりをみせ,臨界プラズマ試験装置の次の段階の装置として国際原子力機関(IAEA)の場で検討が行われている国際トカマク炉(INTOR)に係る国際協力においては,我が国もこれに積極的に参加し,主導的役割を果たしており,INTORについて100秒を超すD-T燃焼の設計の可能性が示される等,知識の世界的な集大成に大きな成果を挙げてきている。このほか,我が国は国際エネルギー機関(IEA)の場で行われている各種の炉工学技術の共同研究に参加するとともに,日米,日ソ協力を進めており,特に日米協力は今後の我が国の国際協力の柱になると考えられる。
国際協力を含む我が国全体の核融合研究開発の総合的推進及び連絡調整については,原子力委員会核融合会議がその任に当たり,関係省庁及び機関の協力により,これまでに挙げた成果には著しいものがある。
３．今後の核融合研究開発の進め方
（１）基本的な考え
核融合炉は現在の技術的な推論から21世紀の早い時期に実用化が可能とみられるところから,我が国としてはこれを目途として国際協力の成果を踏えつつ,自主技術の確立を図ることとする。
核融合のような大規模な研究開発に取り組むに当たっては,国の総合的なエネルギー研究開発政策の中でその適切な位置付けを行うとともに,努力の集約を図るため,計画の最終目的に至るまでの目標を段階的に設定することが必要である。核融合制御の科学的実証を目前にした現在,次段階の目標は核融合が炉として実現し得ることを示す技術的実証(自己点火条件の実現等)であり,これが示されて始めて核融合をエネルギー資源の一つとして考慮し得ることになる。
この目標を実現するための次段階の装置の具体的建設計画,実施体制等は,JT-60等の運転実績,核反応プラズマ実験等の成果,トカマク改良研究及びトカマク以外の閉込め方式の研究成果,関連技術の開発状況並びに国際協力の動向等を考慮して最終的に決定されるべきである。次段階装置により技術的実証が得られる時期としては昭和70年代初頭を目標とする。
また国際協力については,研究基盤の拡充,開発資金の低減を図るとともに,我が国も国際社会に応分の貢献を果たすとの観点から,今後とも相互稗益及び自主技術確立の原則に立ちつつ,我が国の計画との整合性を充分に考慮に入れ,積極的に取り組むこととする。
（２）次段階の装置について
上記の基本的考えに沿って次段階装置による研究開発目標を示すと以下の通りである。
① 核融合を動力炉に利用することを技術的に実証するため,D-T燃焼,自己点火及び基本的な炉工学技術の確証を図り,
② 材料技術,トリチウム生産技術,遠隔保守技術,並びに安全性,信頼性,耐久性及び安定性の向上のための技術等について総合的な試験を行い,知見を得る。
昭和53年4月の提言においては,これらの目標を達成するための試験を炉心工学試験装置と実験炉とで行うことが考えられていたが,内外の核融合研究の進展状況等を考慮すると,これらの試験を一つの装置(以下実験炉と仮称する。)で実施するよう企画することが適当であり,今日の判断としては,その実験炉にトカマク方式を想定して研究開発を行うことが妥当と考える。
実験炉の建設には多くの克服すべき技術課題があり,それらの研究開発,臨界プラズマ試験,核反応プラズマ研究,国際共同研究等の成果を総合しながら設計研究を強力に推進することが必要である。実験炉の設計は昭和60年代前半に完了することを目途とする。そのため必要な研究開発,設計研究には関係省庁研究機関,大学が協力して取り組むこととする。特にこれまで装置製作の面から研究開発を支えてきた産業界は,蓄積してきた技術,経験等を共通の財産として活用し,設計及び関連技術開発の段階から重要な役割を果たしていくことが期待される。
（３）トカマク以外の方式の研究推進
トカマク以外の方式については研究を促進してその進展を見守り,実験の成果を吟味し,必要に応じ装置の増強や研究の統合を図る等により積極的に推進する。個々の方式については,常に厳密な評価,選別が行われることが必要であり,当面の方策としてはそれらが臨界プラズマ条件達成の見通しを示し,炉として構想できると判断される段階に達した時点で,トカマク方式との比較検討を行い,段階的に進めるものとする。
（４）長期にわたる技術開発,人材養成等
想定される実験炉に直接関連する技術開発を行うとともに,長期にわたる均衡ある開発推進のためには,核融合炉に至る基盤的な技術開発や核分裂炉技術等関連技術の活用を積極的に進めていくことが必要である。
また,トリチウム及び強磁場等の人体,環境への影響等安全性に関する研究を一層進めるとともに,材料資源の確保方策,経済性等についても検討を行う必要がある。
なお,核融合分野のみならず広く他分野にも関連する横断的な技術課題については,国として総合的な研究開発を進めることが望ましい。
さらに核融合のような長期にわたる大規模な研究開発を進めるに当たっては,重要な課題である人材の養成に関して適切な施策の充実が肝要である。
（５）組織体制に対する考え
こうした核融合炉の開発を進めるに当たっては,これまで研究開発が個々の歴史を持つ特徴ある研究機関によって進められてきた経緯があること,及び核融合が持つ研究開発課題には,広範囲かつ複雑に関連する課題が数多くあることから,当面は各々の研究機関が持つ特徴を生かしつつ,総合化を目指して推進することが効果的であると考えられる。
即ち,日本原子力研究所においては,JT-60による臨界プラズマ条件達成に努めるとともに,トカマク方式を用いた自己点火条件の達成等を目指した設計研究,研究開発を行い,大学,関係省庁研究機関等においては,各種閉込め方式の研究や核反応プラズマ研究計画の推進等炉心技術,炉工学技術を含む広い関連分野における先駆的,基礎的研究を行い,併せて人材の養成に努めるものとする。
実験炉の建設については,その建設計画が決定される時点で適切な実施体制を確立するものとする。
その間にあって,核融合会議は,関係省庁研究機関,大学及び産業界が各々の機能を生かし,一層総力を結集できるような連携強化にイニシアチブを取り,各省庁が責任を持って遂行する成果を見守り,研究開発の段階に応じて,これに適切な調整,推進の役を果たすものとする。
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