① 高速増殖炉
高速増殖炉は,将来,発電炉の主流を占めるものと考えられており,各国で開発が進められている。我が国においては,動力炉・核燃料開発事業団が中心となって高速増殖炉の実用化を目指し,研究開発を行っている。
実験炉「常陽」については,昭和52年4月の初臨界以来順調な運転を続け,昭和55年1月から昭和56年12月までの間,熱出力7.5万キロワットで6サイクルに亘って運転が行われ,積算熱出力6億7千万キロワット時,燃料最高燃焼度41,000メガワット日/t,燃料損傷なしという成績を達成した。この間,昭和56年12月の第6サイクル運転時には全出力下の全電源喪失を模擬した自然循環冷却試験が行われ,ナトリウム冷却型炉特有の高い自然循環冷却能力が実証される等,種々の試験により高速増殖炉としての運転性能の実証がなされた。
「常陽」は,昭和56年12月,増殖炉心としての運転を終了し,原型炉以降の開発に必要な基礎的技術経験を蓄積するという目的を達成した。続いて高速増殖炉用燃料,材料の照射試験施設として利用するため,昭和57年1月から炉心改造作業を行っている。
原型炉「もんじゅ」については,昭和55年12月に開始された原子炉の設置に係る行政庁安全審査が昭和57年5月に終了し,原子力安全委員会による審査へと進み,同年7月には公開ヒアリングが開催された。また,この間,昭和57年5月には,福井県知事の建設同意が得られ,さらに,これを踏まえ,「もんじゅ」の建設について閣議了解がなされるなど「もんじゅ」の立地計画が策定されて以来10年ぶりに建設へ大きく進んだ。
「もんじゅ」に係る研究開発については,その許認可に直接関連する分野に重点が置かれ,材料等に関する基礎的な研究の他,機器のモックアップによる信頼性・耐久性の確証,燃料の健全性評価試験,炉心及びプラントに関する安全性試験,蒸気発生器に関する耐久性・安全性試験等が行われてきている。これらの成果は現在進められている安全審査に反映されるなど,許認可のそれぞれの段階に反映されてきており,また今後は運転に関連する検査・保守・補修等の技術の開発,高燃焼度燃料の確証試験等も進められることとなる。
以上のように高速増殖炉の研究開発は,「もんじゅ」の着工を間近に控える段階に至っており,こうした状況を踏まえ原子力委員会は,高速増殖炉の早急な実用化を図るため,昭和56年5月,長期計画専門部会基本問題分科会高速増殖炉小委員会を設け,同小委員会は,高速増殖炉開発の進め方について,基本的な考え方を整理し,実証炉以降の開発スケジュール,開発体制,研究開発,資金計画等の諸問題に関する調査検討を進めた。この検討結果は,新しい長期計画に取り入れられ,2010年頃の実用化を目標に,まず1990年代初め頃には実証炉の建設に着手し,開発を進めることとなった。
② 多目的高温ガス炉
我が国における原子力利用は,電力分野においては積極的に推進されているが,エネルギー消費全体の約70%を占める非電力分野においても原子力を有効に利用することがエネルギー供給の安定確保上極めて重要である。このような観点から多目的高温ガス炉の開発が進められており,原子力委員会は,長期計画専門部会原子炉多目的利用分科会において利用系を含めた多目的高温ガス炉の研究開発の推進方策を検討した。その結果は新しい長期計画に盛り込まれ,当面の重要なステップである実験炉については,この分野で既に多くの技術的蓄積があり,その建設を具体化できる段階に達したものと認め,昭和65年頃の運転開始を目途に建設することとした。
多目的高温ガス炉については,日本原子力研究所において研究開発を進めており,実験炉用機器を,実験炉とほぼ同じ高温・高圧ヘリウム条件下で実証試験を行うことを目的とした大型構造機器実証試験ループ(HEN DEL)の建設を昭和54年度から進めてきたが本体部が昭和57年3月に完成し,性能試験を開始した。また,実験炉炉心の核的安全性を実証するために,昭和56年度から半均質臨界実験装置(SHE)の改造を開始した。その他,燃料・材料及び機器構造についての試験研究を進めている。
一方,核熱の利用システムについては,通商産業省において「高温還元ガス利用による直接製鉄技術の研究開発」を進めた結果,昭和55年度までに実験炉規模における直接製鉄に関する基礎技術を確立することができたので,一旦中断し,今後は多目的高温ガス炉開発の進展状況等を勘案しつつ,その推進方策について適宜検討していくこととなった。また,日本原子力研究所において,実験炉に接続する利用系プラントについての技術的課題等の調査を行うとともに,水素製造に関する基礎的な研究を進めている。
③ 原子力船
原子力船は,海運に対するエネルギー供給面の制約を緩和することができ,少量の核燃料で長期間の運行が可能であるなどの特長を有するので,その実用化が期待されており,日本原子力船研究開発事業団における原子力第1船「むつ」の開発を中心に研究開発が行われている。
「むつ」は,昭和53年10月に青森県の大湊港から長崎県の佐世保港に回航され,昭和55年8月から本格的な遮蔽改修工事が開始された。その後,当初の長崎県関係者との約束であった約3年の修理期限(昭和56年10月まで)を昭和57年8月31日までの出港期限とすることについて了解が得られるという経緯があり,昭和57年6月末,遮蔽改修及び安全性総点検に係る工事を終了した。
また,「むつ」の定係港の問題については,昭和56年5月,科学技術庁及び日本原子力船研究開発事業団と青森県関係三者の間に(i)「むつ」の新定係港を青森県内の外洋に設置することとし,むつ市関根浜地区を候補地として調査,調整のうえ決定し,可及的速やかに建設すること,(ii)「むつ」は新定係港が完成するまでの間は,大湊港に停泊すること,などが合意され,共同声明として発表された。この共同声明に基づき,日本原子力船研究開発事業団が関根浜地区の調査を昭和56年9月から実施し,昭和57年3月に関根浜地区に新定係港を建設することは技術的に可能との結論が得られた。さらに同年6月には日本原子力船研究開発事業団と地元漁協の間で漁業補償交渉が開始されるなど新定係港建設に向けて準備が進められている。
こうした経緯を経て,昭和57年8月30日には,青森県関係三者と科学技術庁,日本原子力船研究開発事業団の間で「原子力船『むつ』の新定係港建設及び大湊港への入港等に関する協定書」が締結され,「むつ」は8月31日佐世保港を出港し,9月6日に大湊港に入港した。
また,「むつ」の開発とともに,日本原子力船研究開発事業団は,経済性・信頼性の優れた小型高性能の舶用炉等の研究開発を行うこととしており,概念確立のための設計評価研究を行っている。
④ 核融合
核融合エネルギーの利用は,これが実用化された場合には極めて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効なエネルギー源として,その実現に大きな期待が寄せられている。
我が国の核融合研究は,日本原子力研究所,大学,国立試験研究機関等において多数の人材と多額の資金を投入して進められており,今日,世界的水準に達している。
日本原子力研究所においては,世界的にみて現在最も研究が進んでいるトカマク方式による臨界プラズマ条件の達成を目指した研究が行われている。その中核的装置としての臨界プラズマ試験装置(JT-60)の建設が,昭和59年度の完成を目途に進められ,実験棟及び関連施設がほぼ完成し,装置の搬入・据付が開始されるなど建設は順調に進んでいる。
核融合炉の実用化に必要な炉心技術及び炉工学の分野においても,精力的に研究が行われており,多くの成果が挙がっている。昭和56年度においては,経済協力開発機構国際エネルギー機関(OECD/IEA)の大型超電導磁石計画の一環として我が国が製作していた大型試験用コイルが,各国に先がけて完成し,国内試験において設計通りの性能が確認され,近日中に共同実験のために米国へ輸送されることとなっている。また,プラズマ加熱に関しては,JT-60用の10秒間という長時間パルスの中性粒子入射加熱技術が確立し,加熱装置の製作が開始された。
大学,国立試験研究機関等においては,各種閉込め方式の研究や,炉心技術及び炉工学を含む広い関連分野における基礎的研究が行われている。
大学関係では,名古屋大学プラズマ研究所において核反応プラズマ生成のための準備研究を進めており,京都大学においてはヘリオトロンE装置による加熱実験が行われている。また筑波大学においてはタンデムミラー型のガンマ10装置が完成し実験が開始されたほか,大阪大学におけるレーザーによる慣性閉込め方式においても着実に成果が得られている。
また,電子技術総合研究所においては,逆磁場ピンチ閉じ込め方式について優れた効果が得られたほか,超電導磁石に関する研究も進められている。さらに,金属材料技術研究所及び理化学研究所においては核融合炉材料の研究及び計測・真空技術に関する研究が進められている。
原子力委員会では,これら大学その他の関係機関とも緊密な連携を保ちつつ,核融合の研究開発を総合的かつ効果的に推進するため,原子力委員会の下に核融合会議を設置し,連携協力の促進を図るとともに,研究開発方策の検討・作成等を行っており,同会議は昭和56年9月,臨界プラズマ条件達成後の研究開発の進め方について報告書をとりまとめた。
また,核融合に関し我が国が進めている国際協力には,日米協力並びに国際原子力機関(IAEA)及びOECD/IEAにおける多国間協力等がある。昭和56年度における成果としては,米国にあるダブレット-III(非円形トカマク試験装置)を用いた日米の共同研究において,トカマクとして世界最高のベータ値が得られたことが挙げられる。また,IAEAの国際トカマク炉共同設計(INTOR)に関する協力では,概念設計が終了し,昭和56年7月より概念設計の最適化作業が進められている。さらにOECD/IEAにおける協力については,前述の超電導磁石計画の他プラズマ壁面相互作用計画,材料照射損傷計画等に積極的に参加している。
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