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動力炉・核燃料開発事業団昭和52事業年度事業計画



 内閣総理大臣の定めた動力炉開発業務に関する基本方針及び第2次基本計画並びに昭和52年度原子力開発利用基本計画に従い、昭和52事業年度における動力炉・核燃料開発事業団の認可済事業計画を次のとおり変更する。

 T 動力炉の開発


1 高速増殖炉の開発

(1) 実験炉の建設

 実験炉については、臨界試験に引き続き、低出力試験及び出力上昇試験を行う。

 また、使用済燃料貯蔵冷却施設の建設を行う。

 さらに照射用炉心移行のための諸準備を行う。

(2) 原型炉の建設準備

 原型炉については、敷地調査等を行うなど建設の準備を進める。

(3) 研究開発
 i) 設計研究

 実験炉の特性解析、原型炉の製作準備設計及び設計コードの開発等を進めるとともに、安全審査に備えて諸準備を行う。

 また、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。

 さらに、大型炉の設計研究を行う。

 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。

 また、アメリカが実施する高速炉物理実験(ANL実験)に参加する。

 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、しゃへいに関する研究及び大型炉炉物理研究等を行う。

 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、制御棒駆動機構モックアップ試験、1次収納構造健全性試験、1次系ポンプモックアップナトリウム中試験及びNaK流動試験等を行うとともに、大流量電磁ポンプ試験を開始する。

 また、炉心クランピング機構、供用期間中検査装置、ナトリウムサンプリング装置、回転プラグシール構造、ナトリウム用大型弁、熱膨張吸収装置等の開発を行う。

 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及び実験炉の運転に必要なナトリウム分析を行う。

 さらに、各種機器、燃料集合体等の洗浄方法の研究及びNaK消火実験を行うとともに、高温ナトリウム中材料試験施設の建設を行う。

 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、実験炉用照射装置の開発及び実験炉使用済燃料輸送容器の試作開発を行う。

 さらに、燃料集合体検査施設(FMF)の運転を行う。

 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。

 また、ナトリウム透視器試験装置を製作する。

 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とともに、安全解析コードの開発を行う。

 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及び高温構造設計解析法の開発を行う。1次冷却系流動安全性研究として、配管破断時流動安全性試験等を行う。

 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2号機の試験を引き続き行うとともに再熱器の製作を行う。

 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−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年度末に臨界に至らせることを目標に、機器据付系統試験を行い、さらに総合機能試験を行う。

(2) 研究開発
 i) 設計研究

 構造設計研究、設計コードの開発改良を行うとともに、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とともに、大型炉心の評価に必要な炉物理実験の準備を行う。

 iii) 伝熱流動

 伝熱流動試験装置(HTL)を用いて原型炉用燃料集合体の伝熱流動試験及び新型転換炉評価研究で提案された燃料集合体構想の熱的健全性確認のための伝熱流動研究を行う。

 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。

 vi) 安全性

 安全性解析、冷却材喪失事故時の過渡特性試験等を行うとともに、供用期間中検査装置、トリチウム除去装置等の試作開発を行う。

 また、冷却系配管の破断検出及び破断予知法の開発並びに、原型炉1次系の除染に関する調査研究を行う。

 vii) プラント特性試験

 新型転換炉における熱出力分布の詳細解析、出力領域、中性子検出装置の開発を行う。

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、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。

 また、大洗中央廃棄物処理施設の建設、運転を行うとともに硝酸プルトニウム転換施設及び高レベル放射性物質処理技術開発施設を建設する。

 さらに、高速実験炉照射用炉心燃料製作のため、プルトニウム燃料製造施設の改造を行う。

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。

 U 核燃料の開発


1 核原料物質の探鉱開発

(1) 海外調査

 アフリカ諸国、カナダ、アメリカ、オーストラリア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。

(2) 国内探鉱

 東濃地区において、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坑する。

また、その周辺有望地区において探鉱を行う。

 さらに、能登地域、北上地域、琵琶湖周辺地区において、低品位鉱床の調査探鉱を行う。

(3) 研究開発等

 人形峠鉱山において、露天採堀、六ふっ化ウランまでの製錬転換技術開発試験等を行うとともにPNCプロセス実証プラント建設のための設計を開始する。

 また、鉱石処理試験所の建設を完了し試験を開始する。

 さらに、燐鉱石、海水からの低濃度ウラン回収技術並びにウラン浸出技術(インプレスリーチング等)等の開発を行う。

2 核燃料の開発

(1) プルトニウム燃料の熱中性子炉利用技術

 プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の照射試験及び安全性研究等を行う。

 また、プルトニウム燃料安全性評価試験施設の設計を行う。

(2) 核燃料サイクル技術

 プルトニウムの輸送等、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

 各種遠心分離機の試作及び性能試験を行うとともに、ブロック試験施設、寿命予察試験施設、寿命試験施設の運転試験を行う。

 さらに、遠心分離機回転胴の品質保証技術の開発を行うとともにより高性能な遠心分離機の開発、遠心分離機コストダウンを目的とした量産化研究等を行う。

(2) カスケード

 カスケード試験施設の運転試験を行う。

(3) 関連技術

 六ふっ化ウラン処理系信頼性試験装置の建設、運転を行うとともに安全性工学等の研究開発を行う。

(4) パイロットプラント

 パイロットプラントの建設に着手する。

(5) 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。

 V 使用済燃料の再処理


1 再処理施設

 53年度に再処理施設の操業を開始することを目標に使用済燃料を用いての試験を行うとともに、操業開始に備えての諸準備を行う。

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放出低減化技術及び排気中のクリプトン除去技術の開発を行う。

(2) 廃棄物処理

 アスファルト固化パイロットプラントの建設を行うとともに高レベル廃液固化技術の開発等を行う。

(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。

 W 安全管理

 災害の防止のため、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。


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