Ⅰ 動力炉の開発 |
1. 高速増殖炉の開発
（1）実験炉の建設及び原型炉の建設準備
実験炉については、51年に臨界に至らせることを目標に、引き続き総合機能試験を行う。原型炉については、建設の準備を進める。
（2）研究開発
ⅰ）設計研究
実験炉の特性解析、原型炉の調整設計及び設計コードの開発等を進めるとともに、安全審査に構えて諸準備を行う。さらに、原型炉開発に資するため、海外からの技術情報の購入を行う。
ⅱ）炉物理
日本原子力研究所の高速臨界実験装置FCA）を用いて原型炉炉心のセクター実験を実施する。
さらに、高速炉燃料のバーンアップ測定解析、炉心解析法の開発及びしゃへいに関する研究等を行う。
ⅲ）主要機器、部品
実験炉については、ナトリウム冷却系機器の耐久試験等を行う。
原型炉については、燃料交換機モックアップのナトリウム中試験、炉体構造の水流動試験、原子炉容器のナトリウム熱衝撃試験、炉心クランピング機構部品のナトリウム中試験、安全棒駆動機構就験、1次収納構造健全性試験等を行う。また、供用期間中検査装置、NaK流動試験装置、大流量電磁ポンプ試験装置等の試作開発を行う。
ⅳ）ナトリウム技術
低純度及び中純度のナトリウム材料試験ループ、放射化材料試験ループ等を用いて構造材の質量移行試験等を行うとともに、技術開発ループ等を用いてナトリウム純度管理技術の開発等を行う。
また、ナトリウム流動伝熱試験装置を用いてナトリウム関係機器の耐久試験を行う。さらに実験炉の運転に必要なナトリウム分析を行う。
ⅴ）燃料・材料
プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料、構造材料等の製造技術及び検査技術の開発を行うとともに、試作燃料等について海外の高速炉等を用いての照射試験、照射燃料試験施設（AGF）及び照射材料試験施設（MMF）を用いての照射後試験、ナトリウム流動伝熱試験装置を用いての流動伝熱試験等を行う。
また、燃料集合体検査施設（FMF）の試運転を行う。
ⅵ）計測制御
中性子検出器、破損燃料検出器、ナトリウム流量計等の試作試験、確性試験等を行う。
ⅶ）安全性
炉心安全性研究として、ナトリウム過渡沸騰、燃料破損伝播等に関する試験及び、冷却材事故模擬炉内試験、反応度事故模擬炉内試験等を行う。また、構造安全性研究として耐衝撃構造、1次冷却系配管信頼性、バックアップ炉停止機構等に関する試験、1次冷却系流動安全性研究として自然循環試験等を行う。さらに核分裂生成物挙動試験、希ガス除去回収技術に関する試験等を行う。
ⅷ）蒸気発生器
50MW蒸気発生器の1号機の試験に引き続き2号機の試験を行う。また蒸気発生器安全性総合試験施設等を用いたナトリウムー水反応試験を引き続き行うとともに、蒸気発生器の不安定現象解明のための試験を行う。 |
2. 新型転換炉の開発
（1）原型炉の建設
52年に臨界に至らせることを目標に、原型炉の建設を進める。
（2）研究開発
ⅰ）設計研究
構造設計研究、設計コードの整備等を行うとともに、新型転換炉の評価研究を行う。
ⅱ）炉物理
重水臨界実験装置（DCA）を用いてプルトニウム燃料装荷炉心の炉物理実験を行う。
ⅲ）伝熱流動
伝熱流動試験装置（HTL）を用いて燃料集合体の伝熱流動試験等を行う。
ⅳ）主要機器、部品
圧力管と異種金属との接合部、シールプラグ、圧力管モニタリング装置、運転保守設備等の試作開発を行う。また、部品機器試験施設（CTL）を用いて圧力管、燃料集合体、シールプラグ等の耐久試験を行う。
ⅴ）燃料・材料
燃料集合体等の試作開発を行うとともに、試作燃料集合体、圧力管等の各種試験検査を行う。このほか、試作燃料及び圧力管材料について、日本原子力研究所の材料試験炉（JMTR）等を用いて照射試験を行う。
また、再使用燃料水中検査装置の試作開発を行う。
ⅵ）安全性
一次冷却系破断試験、非常冷却系試験、事故時の過渡特性試験、トリチウム除去試験等を行うとともに、供用期間中検査装置等の試作開発を行う。
ⅶ）プラント特性試験
新型転換炉における熱出力分布、及び燃料性能を把握する技術を開発する。 |
3. 共通施設の操業整備等
プルトニウム燃料開発施設及び燃料材料検査施設の操業を行うとともに、大洗中央廃棄物処理施設及び硝酸プルトニウム転換施設の建設を行う。また、高速増殖炉燃料再処理、α廃液除染、安全管理、保障措置等に関する研究開発を行う。 |
4. 研究開発の計画管理等
動力炉の研究開発プロジェクトを的確に遂行するため、研究管理体制の整備を進めるとともに、科学的な計画管理を行う。
また、動力炉開発の効率的促進を図るため、業務委託等により、日本原子力研究所、民間、学界等の諸機関の協力を得るとともに、海外との技術情報の交換、研究技術者の交流等を積極的に行う。 |
Ⅱ 核燃料の開発 |
1.核原料物質の探鉱開発
（1）国内探鉱
東濃地区及びその周辺、北海道南部地区等において、鉱床の追跡及び新鉱床の発見のため、地表調査、科学探鉱、試すい探鉱等を行う。また、東濃地区においては、月吉鉱床の精密試すいを行うとともに、同鉱床の調査坑を保抗する。
（2）海外調査
カナダ、オーストラリア、アフリカ等の有望地区における鉱床調査及び海外企業等との共同調査、情報収集等を行う。
（3）製錬等
人形峠鉱山において、ウラン製錬及び四ふっ化ウランの製造試験等を行う。
（4）研究開発
ウラン鉱石等の鉱物試験、自動試すい機の試作及び海水中のウラン等低濃度ウランの回収技術の開発を行うとともに、鉱石処理試験施設の設計を行う。 |
2. 核燃料の開発
（1）プルトニウム燃料の熱中性子炉利用
プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の照射試験等を行う。
（2）核燃料サイクル技術
プルトニウムの貯蔵、輸送等、核燃料サイクル関連技術の調査研究を行う。
（3）燃料の検査等
燃料検査技術の開発、試作燃料の検査及び分析等を行う。 |
3. ウラン濃縮技術の開発
（1）遠心分離機
49年度に製作した各種遠心分離機の性能試験及び寿命予察試験施設の運転試験を行う。
パイロットプラント用原型遠心分離機について
単機の開発、ブロック試験施設及び寿命試験施設の建設を行う。さらに高性能機及び回転胴等の開発、遠心機コストダウンを目的とした量産化研究を行う。
（2）カスケード
第一次カスケード試験施設及び、第二次カスケード試験施設の運転試験を行う。
（3）関連技術
六ふっ化ウランの輸送機構、計測制御のための関連機器、安全性工学等の研究開発を行う。また、パイロットプラントの概念設計を行う。
（4）研究開発の計画管理
ウラン濃縮技術の研究開発プロジェクトを的確に遂行するため、研究管理体制の整備を進めるとともに、科学的な計画管理を行う。 |
Ⅲ 使用済燃料の再処理 |
1.再処理施設
51年に再処理工場の操業を開始することを目標に試験を行うとともに、操業開始に備えて部品及び資材の先行手配を行う。また、一部の残工事等を行う。
2.再処理技術の開発等
（1）放出低減化
廃液中の放射性物質の除去技術及び排気中のクリプトン除去技術の開発等を行う。
（2）廃棄物処理
アスファルト固化パイロットプラントの詳細設計、高レベル廃液固化プラントの設計研究等を行う。
（3）関連技術
再処理回収ウラン転換技術、保障措置技術、分析技術の開発等を行う。
（4）環境調査
周辺環境のモニタリング等を行う。 |
Ⅳ 安全管理 |
災専の防止のため、保安施設を整備するとともに、保安教育の徹底を図り、安全管理を強力に実施する。 |