我が国の原子力研究開発の現状をみるに,軽水炉技術は我が国自身の技術となりつつある。一方,核燃料サイクル,新型炉等に係る技術は,現在,実用化を目指して研究開発が推進されているところであり,これらの研究開発は,遅れはあるものの計画達成に向けて着実に進展している。このうち,新型転換炉,ウラン濃縮及び再処理は実用化移行段階に達しており,また,その他,主要な研究開発として高速増殖炉,多目的高温ガス炉,原子力船及び核融合に係る研究開発が推進されている。
以下,実用化移行段階に達した研究開発プロジェクト及び主要な研究開発プロジェクトの進展状況について述べる。
イ)実用化移行段階に入った研究開発プロジェクト
（ｉ）新型転換炉
プルトニウムは,将来的には高速増殖炉において利用することを基本方針としているが,プルトニウムの早期利用を図るとの観点から,新型転換炉の開発が進められている。新型転換炉は,我が国独自の自主開発炉であり,中性子利用効率の高い重水減速炉であるため,プルトニウムはもちろん,減損ウラン及び劣化ウランも有効かつ容易に利用できるという特性を有している。
これまで,新型転換炉の開発は動力炉・核燃料開発事業団を中心に進められており,原型炉「ふげん」(電気出力16万5千キロワット)は昭和53年3月臨界に達し,昭和54年3月に運転を開始して以来,概ね順調に運転されている。この原型炉の建設・運転により実用化に向けて技術的見通しが得られてきている。
実証炉は,原型炉の経験を踏まえた上で商業炉への橋渡し役を担うという性格を有しており,昭和57年6月の原子力開発利用長期計画において,その建設を進める旨の方針が示された。また,原子力委員会は,昭和57年8月,次の点を内容とする「新型転換炉の実証計画の推進について」を決定した。
① 実証炉の建設・運転は,電気事業者及び動力炉・核燃料開発事業団の協力を得て電源開発株式会社が行う。
② 実証炉に必要な研究開発及びプルトニウム―ウラン混合酸化物燃料の加工は動力炉・核燃料開発事業団が行う。
昭和58年2月には,この決定の趣旨に基づき,動力炉・核燃料開発事業団と電源開発株式会社との間で相互協力についての基本事項を定めた「新型転換炉実証炉開発に関する相互協力基本協定」が締結されており,また,電源開発株式会社と電気事業者との間で協力のための話合いが行われている。さらに,昭和58年8月から,建設予定地点である青森県大間町において立地環境調査が進められている。今後,1990年代初め頃の運転開始を目標に実証炉の設計・建設を進めることとしている。
（ｉｉ）ウラン濃縮
現在,我が国は,ウラン濃縮役務のほぼ全量を海外に依存しているが,濃縮ウランの国産化は,濃縮ウランの安定確保のためばかりでなく,プルトニウム利用等を含む核燃料サイクルの自主性を確保するためにも必要な課題である。これまで,ウラン濃縮の研究開発は,動力炉・核燃料開発事業団が開発を進めてきた遠心分離法により推進されている。同事業団のパイロットプラントは,昭和54年9月に一部運開した後,順次規模を拡大し,昭和57年3月には全面運開している。このパイロットプラントの運転・建設を通して,遠心分離法ウラン濃縮技術は性能及び信頼性については確立されつつある。
今後は,同プラントで得られた成果を基に,国際競争力を有するウラン濃縮事業の確立を図るとの観点から信頼性及び経済性の向上を図ることとしており,民間の積極的な協力を得て,動力炉・核燃料開発事業団が,原型プラントの建設及び運転を行うこととなっている。現在,同事業団は,建設のための諸手続きを進めている。また,商業プラントについては1980年代末までの運開を目途に民間が建設計画の具体化を進めることとしている。さらに,動力炉・核燃料開発事業団において高性能遠心分離機の開発,プラント設備の合理化等も引き続き進められている。
（ｉｉｉ）再処理
使用済燃料の再処理は,核燃料サイクルの要ともいうべき重要な位置を占めるものである。現在,我が国では,一部を東海再処理工場で再処理を行い,大部分を英国及びフランスに委託して再処理を行っている。
これまで,再処理技術の開発は,動力炉・核燃料開発事業団を中心として行われており,東海再処理工場が昭和52年9月に試験運転を開始し,昭和56年1月から本格運転に入った。同工場は,運転開始以来,種々のトラブルが発生し,逐次これらを克服しつつ運転が続けられてきたが,昭和58年2月に発生した溶解槽及び酸回収蒸発缶の故障により,現在は運転を停止しており,早期に運転再開を図るべく対策を講じているところである。同工場の運転は必ずしも順調ではないが,同工場の建設及び運転経験,種々のトラブルの経験は,我が国に再処理技術の定着を図る上で貴重なものであり,動力炉・核燃料開発事業団等における技術開発の成果等と合わせて,蓄積された技術は,我が国における今後の再処理計画に十分反映していかなければならない。
東海再処理工場に続く大型の再処理工場については,日本原燃サービス(株)により建設されることとなっており,現在,立地選定等の諸準備が進められている。国も積極的な支援を行うこととしており,技術的支援として再処理施設の大型化に対応するために必要となる再処理主要機器の技術の実証,環境への放射能放出低減化,保障措置の信頼性向上に関する技術開発を行っている。
また,東海再処理工場で得られた経験や技術開発の成果が,動力炉・核燃料開発事業団から日本原燃サービス(株)へ円滑に移転されるように,昭和57年6月,両者の間で技術協力の内容,方法等の枠組みを定めた「再処理施設の建設・運転等に関する技術協力基本協定」が締結されている。
ロ)主要な研究開発プロジェクト
（ｉ）高速増殖炉
高速増殖炉はプルトニウムの本格的利用を可能とするものであり,かつ,消費した以上の核燃料を生成するという画期的な特性を有し,我が国のエネルギーセキュリティの確保に大いに資するものであり,将来の原子力発電の主流となる炉型と考えられる。
これまで高速増殖炉の開発は,動力炉・核燃料開発事業団を中心に自主技術開発により進められており,実験炉「常陽」の建設・運転により基礎的な技術経験は得られている。現在,これらの技術蓄積を踏まえ,原型炉「もんじゅ」(電気出力28万キロワット)の建設が進められている。同炉の建設については,昭和57年5月,閣議の了解が得られ,同年7月の原子力安全委員会による公開ヒアリング等を経て,昭和58年5月には設置許可がなされており,現在,建設準備が進められているところである。
「もんじゅ」の建設推進と並行して,「もんじゅ」の次の段階の炉である実証炉の計画についても,すでに検討が始められている。これは,長期のリード・タイムを考えた場合,実証炉計画を遅滞なく進めるためには,早急にその開発体制の確立を図る必要があるからである。また,実証炉の建設・運転については電気事業者が積極的な役割を果たすことが期待されている。原子力委員会は,この実証炉計画の円滑な推進のため,昭和58年4月,高速増殖炉開発懇談会を設置し,現在,研究開発及び設計の進め方,国際協力のあり方等今後の実証炉開発の進め方について審議を行っている。
なお,高速増殖炉の開発に関連して,プルトニウムーウラン混合酸化物(MOX)燃料加工及び高速増殖炉燃料の再処理についても動力炉・核燃料開発事業団において研究開発が進められている。MOX燃料加工については,「常陽」の燃料加工の経験を踏まえ,「もんじゅ」の燃料加工施設(年間5トン)の建設が進められている。また,高速増殖炉燃料の再処理については,東海再処理工場の経験を踏まえて,研究開発が進められており,高レベル放射性物質研究施設(CPF)での「常陽」の照射済燃料を用いたホット試験において,昭和58年6月には,初めてプルトニウムが回収されている。
（ｉｉ）多目的高温ガス炉
我が国のエネルギー供給源としての原子力利用は,これまで電力分野のみに限られているが,原子力を我が国のエネルギー消費の約70%を占める非電力分野においても有効に活用していくことは,エネルギーの安定供給の確保等を図る上で極めて重要である。
多目的高温ガス炉は,1,000°C程度の高温ガスが得られるので幅広い用途が期待され,原子力の非電力分野での利用を可能とする炉型である。
多目的高温ガス炉の開発は,昭和44年以来,日本原子力研究所において進められており,現在,昭和65年頃の運開を目途に実験炉の詳細設計が進められている。また,実験炉とほぼ同じ条件の高温・高圧ヘリウムガスを供給でき,本格的な高温工学実証試験を実施することができる大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)の建設を進める (本体部は昭和57年3月完成)とともに,実験炉心の核的安全性を実証するための半均質臨界実験装置(SHE)の改造を進めている。この他,燃料,耐熱材料,機器,伝熱流動等について試験研究が進められている。
一方,核熱の利用システムについては,工業技術院において,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が確立されている。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。
（ｉｉｉ）原子力船
海運分野におけるエネルギー供給の多様化及び造船分野における技術水準の向上を図る見地から,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原子力船の開発が進められている。現在,将来の実用化に必要な技術基盤を固めるため,日本原子力船研究開発事業団において原子力第1船「むつ」の開発を中心とした研究開発が行われている。原子力船の研究開発を進めるに当たっては,実際の運航状態における舶用炉内の挙動等原子力船を運航することによってのみ得られるデータ・経験の蓄積が不可欠であり,「むつ」の活用は,その意味で重要である。
「むつ」は,佐世保港において全ての修理を終了し,昭和57年8月30日,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との間に「原子力船『むつ』の新定係港及び大湊港への入港等に関する協定書」が締結されたのを受け,昭和57年8月31日に佐世保港を出港,同年9月6日大湊港に入港した。また,定係港の問題についても,上記協定において,むつ市関根浜地区に新定係港を速やかに建設することが合意されている。
現在,「むつ」は大湊港に係留されており,一方,新定係港についても,昭和58年9月,日本原子力船研究開発事業団と地元漁協との間で漁業補償交渉が妥結し,新定係港建設に向けて諸作業が進められている。
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,「むつ」開発と連携して,経済性・信頼性に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。
（ｉｖ）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り核融合炉開発を目指したプロジェクト研究が行われている。その中核的装置として臨界プラズマ条件の達成を目指した臨界プラズマ試験装置(JT-60)の建設が昭和61年度の加熱実験開始を目途に進められており,昭和58年2月には本体装置の搬入・据付が開始されるなど建設は順調に進んでいる。
一方,大学,国立試験研究機関等においては,各種のプラズマ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。
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,研究開発の方策の検討を行っている。
昭和57年6月に決定した原子力開発利用長期計画においては,昭和60年代前半には,JT-60により臨界プラズマ条件を達成することにより核融合反応を制御し得ることを科学的に立証し,さらに,次の目標として昭和70年代前半には,次段階の装置により核融合が炉として実現し得ることを技術的に立証することとしている。その際,次段階の装置としては,当面,トカマク方式を想定して研究開発を進めることとしている。
トカマク以外の方式についても長期的視野に立って研究開発を実施することとしている。
核融合研究開発は,長期間の年月,巨額の資金及び多くの人材ばかりでなく,多くの高度な最先端技術を必要とするものであるので,自主技術開発を中核としつつも国際協力による推進も積極的に行うこととして
いる。我が国は,世界の4大トカマクといわれる大型の装置を開発しているリーダーグループの一員として,国際協力には積極的に取り組むこととしており,現在,日米協力等の二国間協力,国際原子力機関(IAEA)及び経済協力開発機構国際エネルギー機関(OECD/IEA)といった国際機関を中心とした協力等に積極的に取り組んでいる。
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