原子炉施設等安全研究の実施状況等に関する報告

Ⅰ　まえがき

　原子炉施設等の安全研究については、昭和51年４月に当専門部会が策定した「原子炉施設等安全研究年次計画」（以下、「年次計画」という。）に沿って、日本原子力研究所、動力炉・核燃料開発事業団、国立試験研究機関及び関係民間機関の協力により鋭意研究が進められているところである。

　年次計画策定以来１年有余の期間が経過したことに伴い、今般、当専門部会は、主として昭和51年度における研究進捗状況の調査及び研究成果の評価を行った。

　また、これら調査及び評価の結果を踏まえ年次計画について修正すべき点の有無、及び昭和52、53年度に実施すべき具体的研究内容について検討を行った。

　昭和51年度における研究の進捗状況については、年次計画が策定されて以来１年が経過した段階であり、多くの研究は目標とする成果を得るまでには至っていないが、それぞれの研究は着実に進捗しつつあると判断される。年次計画の修正については、研究の進捗状況、成果等を検討した結果、今回新らたに３研究課題を追加することとした。

　昭和52、53年度に実施すべき具体的研究内容については、現時点で最も合理的かつ適切な研究内容となるよう、審議、検討を行いその結果をとりまとめた。

　原子力委員会におかれては年次計画及び本報告の主旨に沿って、今後とも、安全研究を強力に推進し、以って原子炉施設等の安全確保に寄与されんことを希望する。

Ⅱ　昭和51年度の安全研究の実施状況

　安全研究は年次計画により、７項目に大別分類し実施している。その７項目それぞれの実施状況は以下のとおりである。

　日本原子力研究所の安全性研究炉(Nuclear Safety Research Reactor：NSRR)における大気圧水カプセル標準燃料によるスコーピング実験の結果から反応度事故時の燃料破損挙動に関する基本的な知見が得られた。また、浸水燃料、加圧燃料、ギャップ燃料等パラメータ実験により新しいデータが数多く得られた。これらの実験は日米安全研究協力の一環として実施され、その成果は国際的にも高く評価されている。大気圧水カプセルの実験に引き続き、軽水炉の運転条件を模擬した実験を実施するため、高温・高圧水カプセル及び水ループの開発が進められている。磨耗被覆燃料の破損に関する研究では高温水中における振動実験により、被覆管のフレッティング腐食に関する試験研究を行うとともにNSRRによる燃料破損実験に着手した。燃料挙動解析コードMCDRANの開発は順調に進んでおり、NSRRにおける燃料破損前の過渡的温度挙動等に関する解析結果と実験値とは良好な一致を示している。

(1)　冷却材喪失事故(Loss of Coolant Accident：LOCA)に関する総合実験として、日本原子力研究所におけるROSA(Rig of Safety Assessment)計画、国際協力計画として日本原子力研究所が参加している米国のLOFT(Loss of Fluid Test)計画等が進められておりこれらの成果が得られつつある。

　ROSA計画は加圧水型原子炉(PWR)のLOCA／緊急炉心冷却(ECC)現象を調べるROSA－Ⅱ計画の最終段階にあり、上部ヘッド注入系(Upper Head Injection：UHI)に関する実験を世界に先がけて行いLOCA時のUHIの機能を確認する等これまで多くの有用な知見が得られた。

(2)　コンポーネント実験としては、日本原子力研究所におけるPWRの再冠水実験、民間機関における沸騰水型原子炉(BWR)の再冠水実験が実施された。これにLOFT計画や、西独の再冠水効果実験からの今後の情報が加われば、再冠水過程に関する基礎的研究は十分であると考えられる。今後は、電源特会により、日本原子力研究所で実施する大型再冠水効果実証試験の成果に期待するところが大きい。一方、ブローダウン過程での破断口からの流出量に関しては十分なデータが得られてきた。しかし、主循環ポンプの挙動については、小規模な実験が行われているが、更に十分なデータを得る必要がある。

(3)　スコーピング実験は、種々の現象間の相互関連を明らかにするための予備的な実験であるが従来この種の研究は系統的に実施されていなかった。今後は、現在LOCAに関する主要な実験が一応成果を出しつつあるのでその作業を開始することが望ましい。

(4)　LOCA／ECC解析コードの作成、検証については現在、PWR、BWRの両炉型について我が国の評価指針の要求を満足するコード・システムの開発が段階的に進められている。中でもPWR用システムの中のALARM－P1はOECD・NEA－CSNIの標準問題解析に使用され、満足すべき成果を収めた。また、米国原子力規制委員会(USNRC)のWREM、FRAP－T2などの変換整備を行い、WREMを安全審査用コードとして整備した。解析コードの整備・開発については、順調に進展していると考えられるが、本課題はその重要性、また内容が広範囲に亘ることなどから今後研究の充実が望まれる。

(5)　格納容器の圧力抑制効果に関する研究については、国際協力計画として日本原子力研究所が参加してきたMarviken計画(OECD－NEA)のほか、西独及び米国における実験が進められた。我が国では、民間機関がMark－Ｉ実験を行い、日本原子力研究所がMark－II型の１／６モデルの実験を実施したが更に実規模モデルの実験を行うこととしている。

　格納容器内圧の変化に関する研究としては、Marviken計画等により多くの実験データが蓄積されつつある。今後、それらを解析し、コードの開発改良に利用していく必要がある。格納容器の圧力抑制系における熱水力現象に関しては、Mark－Ｉ型では、比較的多くの研究が行われているところであるがMark－II型についてもこれと平行して独自の研究を今後積極的に進める必要がある。

(1)　通常運転時の燃料ふるまいに関する研究として、二酸化ウランペレット、ジルカロイ被覆管、燃料棒の研究及び実用燃料の監視試験が行われている。二酸化ウランペレットに関しては、ペレットの幾何学的因子が照射中のペレットのクラックに及ぼす影響について解明され、燃料棒のペレット被覆管相互作用(Pellt－Clad Interaction：PCI)に関する知見が得られた。また焼きしまりについては、現在照射中のものが高燃焼度を達成すれば、スウエリングに転ずる時期及び焼きしまりのPCIに及ぼす影響が解明されるものと期待される。ジルカロイ被覆管については、クリープ試験、２軸応力下でのふるまい等炉外試験が行われているが、今後は照射材に関する基礎データを得る必要がある。燃料棒については、スペーサーのクラッド付着に対する影響、曲りの被覆管の健全性に与える影響など多岐にわたって研究が進められている。実用燃料体の監視試験については、BWR8×８型燃料集合体の信頼性実証試験が開始され、PWR燃料試験も準備中である。

(2)　通常運転時の燃料破損原因の究明に関する研究としては、国際協力の一環としてHalden計画(OECD－NEA)によるPCIの研究が実施され、燃焼初期でのデータが得られつつある。BWR、PWR燃料の出力ランプ試験については、それぞれInter－Ramp計画、Over－Ramp計画により燃料棒照射試験のデータが入手され始めた。

(3)　異常過渡時の燃料ふるまいに関する研究では、NSRR計画と米国のPBF(Power Burst Facility)計画との研究協力協定が結ばれ、PBFの出力冷却不均衡(Power Cooling Mismatch：PCM)実験データが入手できるので、これらデータの検討解析を始めるとともに、国内では炉外過渡時バーンアウト実験を行っている。

(4)　LOCA時の燃料ふるまいに関する研究では、ジルカロイ－水蒸気反応、被覆管のふくれ破裂等の炉外の研究が行われ、水蒸気による酸化速度、内面酸化挙動、変形挙動等に関するデータが得られた。

(5)　放射性核分裂生成物(Fission Product：FP)の放出挙動の研究として、原子炉ループ(JMTRのOWL－1)で人工欠陥燃料試料を照射し、FP放出実験を行い、冷却水圧力の変動によるFPの放出量を定量的に把握することができた。

(6)　燃料ふるまい計算プログラムの整備・開発では、燃焼棒内の温度分布を評価するプログラムに関して、Halden計画に基づくデータと照合した結果、燃料初期から高燃焼度に達するまで、良く一致しており、安全評価用プログラムとして十分な機能を有することが判明した。燃料棒内の応力、ひずみ及び通常の出力変化時に生ずるPCIの予測についても、有限要素法によるプログラムが開発された。

(1)　応力腐食割れ(Stress Corrosion Cracking：SCC)等に関する研究について実施された研究内容を整理すると次のようになる。

　これらの各研究分野における研究が国立試験研究機関、及び関連学協会において実施され、材料、応力、環境等のSCC影響因子が明らかにされつつあり、肉盛工法、内面冷却法、溶体化処理等のSCC対策に関する基礎データが得られた。更にSCC発生原因の究明とこれに対処する代替材及び評価試験法の開発が進められている。

　一方、BWRの溶接部の耐SCC実証試験が開始され、基礎研究から実証試験まで一連のSCC対策試験研究が行われつつある。

　また、PWRではSCCと異なるが蒸気発生器伝熱管内に減肉及び割れの問題があり、これに関して大規模な実証試験が進められている。

(2)　検査技術に関する研究について実証された研究内容を整理すると次のようになる。

　まず、非破壊検査法の精度向上に関しては供用間期中検査の主力である超音波探傷について定量的評価を行うため種々検討され、縦波と横波の特性、母材と溶解部境界での伝播、散乱の問題等が明らかにされ、検査結果の再現性を改善するための特殊センサーを開発するとともに伝播パターンの解析が行われた。供用期間中検査の自動化及び遠隔化に関しては配管継手部に適用される能率の良いパイトラックの開発及び保守検査する立場から接近性、検査し易い構造の検討も行われた。

　新しい非破壊検査技術として表面検査に電気抵抗法、体積検査にAE法及び超音波ホログラフィー法を取り上げ種々検討がなされた。

　AE法に関しては欠陥の検出からデータ処理までの系統的な監視システムの開発が進められている。

(3)　構造設計及び破壊挙動に関する研究について実施された研究内容を整理すると次のようになる。

　簡易弾塑性疲労設計法に関しては、ASMEコードに関連して、その見直しが指摘されていたが、各種構造部材用鋼種についてコードによる設計法の安全裕度の実験的な検討評価を行った。

　圧力容器用鋼材の未照射材については超厚鋼板に関する破壊靭性が得られたほか、照射材についても引張特性、シャルピー値等のデータが得られた。

　一時系耐圧部の損傷事故に対する安全評価に関しては圧力容器を対象としたモデルによる、き裂形状効果及び応力集中の強度への影響についての実験的検討、一次系配管については、溶接部の破損の予測と破断時の挙動についての試験研究を行った。

　一次系耐圧部の疲労挙動に関する試験研究では、配管及び圧力容器に複数欠陥が検出された場合を想定したときのき裂の伝播挙動についての基礎データが得られたほか、配管及び圧力容器の不連続部におけるき裂の伝播挙動についての知見を得た。

(4)　使用済燃料輸送容器に関して実施した研究内容は次のようになる。

　海中落下時の安全性については輸送容器の耐圧性及び圧力平衡弁に関する知見が得られた。耐火性については１／４輸送容器のモデルにより油火災試験を実施した。

　また、船舶輸送時の輸送容器の安全対策として使用済核燃料の経歴を考慮した線源を評価するコード(ORIGEN)を用いて安全証明申請書に係わるチェック計算を行い安全審査資料に供した。

(1)　軽水炉事故時における放射能の放出低減化に関する研究では、PWR、BWRの両炉型を対象とした格納容器スプレー効果実証試験装置の建設が進行中である。また、スプレーによるヨウ素除去コードの整備を行っている。

(2)　軽水炉の通常運転時における放出低減化に関する研究については、建屋空調系のヨウ素除去を目的としてヨウ素除去フィルターの不純物吸着による劣化特性の研究が進められており、その影響因子が解明されつつある。

(3)　軽水炉一次系内の腐食生成物(Corrosion Product：CP)の生成、挙動と除染に関する研究については、一次系内CPの組成についてある程度解明されてきている。また、CPの抑制対策として酸素注入、濾過による除去などが試みられ、その効果が確認されつつある。さらに定期検査等、長期停止後の起動直後に発生するCPの抑制対策として停止時においてもできる限り定常運転に近い水質管理を行うことがきわめて有効であることも確認された。

(4)　軽水炉施設等における廃液処理技術に関する研究については、処理後の２次廃棄物減容化のために研究機関毎に独特のアプローチが行われており、電解透析法等の採用による再生廃液の再使用など、一部で実用化の動きがみられるに至っている。洗濯廃液処理では蒸発濃縮及び逆浸透膜の併用により、洗濯廃液等の効果的な処理が行える見通しが得られた。

(5)　再処理施設における気体廃棄物の放出低減化に関する研究については、低温液化蒸溜法によるクリプトン回収パイロットプラントの詳細設計が行われており回収されたクリプトンを封入貯蔵する技術の研究開発が行われている。

　ヨウ素除去試験では、工学的試験装置として濃硝酸法による除去試験装置の設計・製作が開始された。また、ボロキシデーションによるトリチウム除去について試験装置の設計研究が行われている。

(6)　再処理施設における液体廃棄物の放出低減化に関する研究については、低レベル廃液の蒸発処理施設を用いた通水試験及び化学試験が行われ、プロセス性能上の濃縮係数、除染係数値を得ている。また、極低レベル廃液、洗濯廃液及び酸回収凝縮液を蒸発処理するための極低レベル廃液蒸発処理技術開発施設の詳細設計を終了し、現在その建設を進めている。トリチウム除去として電解法、交換法等による基礎試験が行われている。

(1)　原子炉施設等の信頼度に関する研究では、信頼度解析手法開発の一環として特定バルブを対象に実プラントにおける母集団及び個々の故障データ等を収集するためのデータバンクシステムの検討行った。また、機器の故障・保修データの収集様式及び統計処理方式が開発され一応の成果を得た。

(2)　確率論的安全評価手法の確立に関する研究については、研究に着手したところであり、未だ評価し得る成果は出ていないが、今後の研究が期待される。

(1)　設計用地震波形の作成（上下動を含む）に関する研究については、震源距離、マグニチュード等の工学的パラメーターにつき整理分析し、鉛直方向と水平方向の地震動の相関及び両方向の強さとの関係を統計的に解析するとともに正弦波の組合せによる模擬地震波作成プログラムを試作した。水平動と上下動との関係については、上記の解析によって模擬地震動を作成できる程度の知見が得られた。

(2)　建物と地盤の相互作用に関する研究については、振動エネルギーの地下逸散減衰を調べる振動実験を実施するとともにその解析手法の妥当性を確認した。同解析手法は従来の手法に比べ特に減衰項の精度が向上している。

(3)　上下動の応答解析に関する研究については、建屋の鉛直方向振動モデルについて検討を行い、水平成分、鉛直成分それぞれ独立な振動応答解析プログラムが試作された。

(4)　設計裕度の確認と大型振動台の開発については大型振動台の仕様を決定するとともに、その設計を開始した。また、実験対象機器や試験項目の選定作業を行った。

(5)　アクテイブコンポーネントの地振時運転性能試験については、PWR用余熱除去系ポンプに関する耐震実験計画を作成し、その検討を行った。

(6)　高温・高放射線下で使用可能な振動測定器の開発については、実炉での照射試験等を実施し、連続使用の可能性が実証されつつある。

Ⅲ　安全研究年次計画への追加研究課題

　年次計画の進捗状況・成果等を考慮しつつ年次計画の研究課題について詳細に検討した結果、今回、軽水炉燃料の安全性に関する研究、及び原子炉施設等の耐震に関する研究において、新たに以下の研究課題を追加するものとした。

(1)　軽水炉燃料の安全性に関する研究では、反応度事故に関する研究課題であった「NSRR－２によるPCM実験」を削除して、次の課題を追加する。

　一次冷却系流量低下または出力異常上昇に伴う諸現象(PCM)を、米国PBFで行われている炉内実験及び国内炉外実験、炉内実験により明らかにし、異常過渡時の燃料挙動解析コードを開発することにより、安全評価に寄与させるためである。

　出力冷却不均衡(PCM)時の燃料破損実験を実施し、燃料破損モード、破損限界、破損後の燃料挙動及びFP挙動を解明し、PCM時の燃料の現象の解明に必要な知見を得るとともに、燃料の挙動及び工学的安全防護装置の機能を確認し原子炉の安全評価に必要な資料を得る。

　なお、米国のPBF計画から得られたPCM炉内実験データーの解析及び炉外実験を行う。

　地震動の性状を予測する場合は、自ら各種の実験や推算を行う他に既得の実測データの分析や検討に期待できるところが大きいので、気象関係で得られる実測データ等を統一的に収集、整理し、耐震設計に必要なデータを必要な時供給できるシステムを作ることが必要なためである。

　耐震工学への関心の高まりと共に、地震と振動に関する各種の実測データが多くの機関で累積しつつある。これらの実施機関にまたがる実測データの集大成とその分類分析を行って、耐震設計への有効活用を図り、耐震設計の信頼性、安全性の向上に寄与する。

　地震と事故発生確率、地震時における応答計算精度についてある程度の研究資料の収集はなされているが、機器・構築物の地震時における崩壊破損の様相については更に検討すべき事項が多い。

　重要度分類、耐震設計の設計条件の選択を容易にする為、上記問題点の確率的手法による体系化が必要なためである。

　原子炉事故による災害の確率論的評価に関する研究の一環として、地震による機器・構築物の破損確率を耐震設計の重要度分類上Ａクラスに属するものは、設計地震と実際に来襲する地震の強さとの関連においてＢ、Ｃクラスに属するものは、Ａクラスに準じてその破損確率を評価する。

　これにより、耐震設計の裕度、破壊的地震時の事故発生確率を推定する。

Ⅳ　昭和52,53年に実施すべき具体的研究内容

　昭和51年度までのNSRRを用いた実験により、標準燃料の燃料破壊に関する基本的挙動が解明されたが、更に燃料パラメータ（濃縮度、ギャップ幅、ギャップガス、各種クラッド材、浸水燃料、バンドル、磨耗被覆燃料等）の燃料破損に及ぼす影響を解明する。

　また、高温・高圧水カプセル及び水ループを用いて、軽水炉の運転条件を模擬した実験を実施し、より実際的な条件下の燃料破損挙動を解明する。

　将来の高燃焼度燃料や混合酸化物燃料に関する研究に備えた調査及び基礎実験に着手する。燃料挙動解析コード、破壊力の発生・伝播コード及び反応度事故解析コードについては、NSRRの実験結果との照合により修正、改良を加え、総合化することにより軽水炉の安全評価に資する。NSRRの将来計画については、従来の成果並びにPBF(米）、ESSOR(伊）、PHEBUS(仏）等の海外の計画を十分調査・検討し、これらの計画との調整を図りつつ、その具体的計画を策定・実施する必要がある。

(1)　総合実験としては、BWRのLOCAの模擬試験であるROSA－Ⅲ計画を昭和52年度末から開始する。また、民間機関においてもBWRのLOCAの総合実験が計画されており、両計画が緊密な連絡のもとに進められることを期待する。研究の実施にあたっては、特にコードの検証ないしは改良という立場から、その研究内容について綿密な検討を行う必要がある。

　LOFT計画については、計測技術の充実を図るという米側の計画を支持し、実験スケジュールどおり計画が遂行されることを期待するとともに、我が国では実験データを解析し、コードの検証、改良に役立てることが要請される。

(2)　コンポーネント実験としては、PWRとLOCA再冠水に関し電源特会による実証試験として日本原子力研究所が行う大型円筒炉心再冠水計画がある。海外では、米国のLOFT計画及び再冠水セミスケール実験、西独のPKL(Primar kreis lause)実験があり、これらの実験に関するデータの交換、研究者の交換等の日、米、独の３ケ国の国際協力を実施すれば、非常に大きな成果が期待できる。

　また、これらの計画や実験においては、再冠水時における炉心上部の水蒸気の挙動を定量的に把握する実験が充分でない。これは、軽水炉の運転条件、特に「軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の安全評価指針について」(ECCS指針）の適用性に関して重要な情報を与えることから、軽水炉のLOCA時の安全を実証するためには不可欠の課題である。このための実験として大型平板炉心再冠水計画の検討がなされているが、これを実証試験として我が国で実験することは極めて重要かつ必要なことと考えられ、本計画の円滑なる推進を図る。これらの実験に加えて、再冠水時のシステム機器内の伝熱流動現象の研究、２次元再冠水現象の研究等の関連研究を実施すれば、PWRの再冠水過程の実験は一応完了することとなり、その後は、実験結果及びその解析更にはコードの検証、改良の順調なる進展が望まれる。

　BWRのLOCAの再冠水の関する研究については、米国民間機関が実施したBWR－FLECTH計画のデータがあり、開発したLOCA／ECCS評価モデルに関係して燃料棒表面における熱伝達係数の評価について、かなりの情報が入手できる。従って、当面必要な情報は、炉心内の蒸気上昇流によるスプレー水の流入抑制効果（カウンター・カレント・フロー効果）を定量的に評価するための情報である。従来の米国及び我が国の民間機関が実施した研究に加えて、さらに日本原子力研究所でBWR小型冠水試験を実施し、総合的評価に資するよう期待する。BWRのLOCAの関する大規模研究計画については、日本原子力研究所と民間機関で検討中であるが、その内容が重複することから両計画の調整が必要である。日本原子力研究所は、現在PWRの大型実験を実施しており、その完了に全力を注ぎ、BWRの大型再冠水実験は民間機関で実施することが望まれる。

(3)　コンポーネント実験で比較的遅れている研究は、主循環ポンプの挙動に関する研究であり、現在得られている成果は、小型の供試ポンプの実験データのみである。このため、実寸のポンプでの実験を行う必要があるが、その前にスコーピング実験を行い、現象の相互関連を解明することが必要である。

　ブローダウン過程における炉心熱伝達に関する研究については、実験研究を実施した研究機関も多く、その実験データを収集して比較・検討すれば、有用な知見が得られる可能性が高い。このためメーカー、大学、日本原子力研究所などの専門家が協力して実験データ、相関式を比較検討する必要がある。ダウンカマー内におけるバイパス現象に関する研究については、この現象の把握が十分でなく、LOCA／ECC解析コードの中でも最大の安全裕度を見込んでいる。このため、日本原子力研究所で進めている平板状ダウンカマーによる実験を行う。

　スコーピング実験については、LOCA時の冷却材及び機器挙動に関するものなど、この数年間で行うべきいくつかの課題があり、大学等で研究を実施することが期待される。

(4)　LOCA／ECC解析コードの開発・整備については、コードシステムの開発が段階的に進められており、昭和52年度は、原型版または第２次版コードによるシステムの完成を図る。更に、LOCA時の現象を正確に把握し、現行の基準及び評価モデルの安全裕度が適切であることを示すために、現実の現象を正確に示すコードの開発を進める。また、現在のコードを改良するための準備を行う。

(5)　圧力抑制系の挙動については、格納容器内圧の時間的変化に関する既存の実験データの解析により構造材の影響及び格納容器内の二相成分系の混合を対象に、既有の解析コードの見直しと改良を図る。

　Mark－Ⅰ型格納容器の圧力抑制系における熱水力現象に関する研究は、既存の実験結果を基に実炉へのスケーリングの効果に関する研究を行い、安全評価の信頼性を向上させる。

　Mark－Ⅱ型については、ベント本数及びスケーリングの効果に関する研究を行い安全評価の信頼性の向上を図る。また、日本原子力研究所で実施する予定の実規模の実証試験により、プールスウェル現象及び蒸気凝縮振動現象に関する安全性を実証し、更にそのデータから直接的に実炉の安全評価を行う必要がある。

(1)　通常運転時の燃料のふるまいに関する研究では、昭和51年度までに得られた知見を総合し、個々の研究を関連づけることによって一貫性のある燃料のふるまいの予測をするために必要なデータの収集を図る。また、燃料の健全性を一層向上させるための設計手法、製造条件及び運転基準を把握する。

　更に、実用燃料体の監視試験を行うと共に実用燃料体の照射後試験施設の内装機器の整備を進める。

(2)　通常運転時の燃料破損原因の究明に関する研究では、Halden計画によりPCIに基因する被覆管の変形と出力履歴との関係を定量的に把握し、更に高燃焼度でのデータを得る。また、Inter－Ramp計画、Over－Ramp計画により、燃焼度が10,000MWD／Ｔ及び20,000MWD／Ｔに達した燃料の出力ランプ試験を行う。これら高燃焼度で得たデータの関連づけにより、高燃焼度燃料のふるまいの予測の精度を向上させ、破損原因を明確にする。

(3)　異常過渡時の燃料ふるまいに関する研究では、PBFのPCM実験データを整理・検討し、PCM時の燃料棒の熱的挙動を予測する上で問題となるパラメータを明らかにする。更に国内では、これらの実験データを用いて解析コードの改良を行いより現実的な現象の予測を可能にする。また、流量低下時の過渡特性については、準定常とみなせる過渡変化と非定常として取扱わねばならない過渡変化の境界を明らかにすると共に非定常時の燃料ふるまいを解明する。

　更に、PBF計画では、成果を得ることができない研究項目に関し、国内での研究の進め方の検討を行う。

(4)　冷却材喪失事故時の燃料のふるまいに関する研究では、模凝燃料集合体の水蒸気中加熱試験を引き続き実施する。また、被覆管の内面酸化挙動及び被覆管変形挙動の試験を継続し、ECCS評価指針の安全裕度を確認する。西独のPNS(Projekt Nukleare Sicherheit)における炉内試験(FR－２炉使用）や、仏のPHEBUS計画(PHEBUS炉使用）等の海外の計画との協力により国内施設では実験できない炉内実験データを入手して、国内での総合解析に資する。

(5)　放射性核分裂生成物(FP)の放出挙動に関する研究では、炉内ループを用いて実際にFPを発生させ、その放出挙動を測定すべきであるが、限られた実験した実施し得ないのが現状であるので、この代替実験について検討する。また、PBFの実験データの解析を行う。

　FPの化学的ふるまいが被覆管の健全性に大きな影響を与えると考えられるので、これについての基礎的研究を行う。

(6)　燃料ふるまい計算プログラムの整備・開発についてはInter－Ramp計画、Over－Ramp計画及びHalden計画から得られる照射実験データとPCI計算プラグラムによる予測値との照合により、PCI計算プログラムの予測精度を向上させる。また、通常運転時、異常過渡時及びLOCA時の各計算プログラムの開発により、それぞれの場合について安全裕度を確認する。

(1)　応力腐食割れ(SCC)に関する研究では、原子炉圧力バウンダリーにおける構造材料のSCCについて最近多くの研究が実施され、その対策が確立されつつある。しかしながら、実用炉環境下におけるSCC発生機構については、引続き原因究明のための基礎的研究を進める。更にこの結果を実証する実プラント規模による試験を実施し、両者の組合せにより、SCC対策を検討する。

　また、SCCは、材料、応力、環境の三要素の組合せで起る複雑な現象であることから、今後の研究の方向づけとして、これらの三要素を同程度に考慮しながら研究を進めていくことが肝要である。

　これらの研究項目は原子炉圧力バウンダリーの健全性及び安全性を評価するうえで、部材に内在する欠陥の数、形状等の実体を高い精度で定量的に把握することが要求される為のものである。また、原子力施設の環境における検査作業員の安全確保、能率向上等の観点からも、より有効な検査技術を開発・確立する必要がある。

(3)　構造設計に関する研究では、現在までに、我が国において原子炉用構造機器を対象として実施してきた構造解析及び試験研究を引続き実施するとともに、今後これまで得られた各種の基礎データを基にASMEコード及びNRCのRegulatory Guide等を参考資料としつつ、我が国独自の設計基準・指針等を作成するための作業を開始する。このため、各種データの整理並びに基準及び指針の原案作成を円滑に実施できる体制を検討する。

(4)　破壊挙動に関する研究については、軽水炉の使用寿命中における圧力バウンダリーとしての圧力容器及び配管の健全性並びに安全性の確保のため、それらの使用材料についての各種のデータを集積するとともに、構造物モデルを用いて模擬試験を実施する。

　圧力容器に関しては、使用材料(ASTMA 553BA 508鋼等）の小型試験片による照射試験及び実機と同一寸法の未照射の超厚鋼板材料を対象とした各種の破究靭性試験を実施する。また、圧力容器用鋼材の母材及び溶接部材の疲労試験を実施して、圧力容器に欠陥が検出された場合のき裂の伝播挙動を明らかにするための基礎資料を得る。圧力容器モデル試験では、内圧破壊試験を実施して、圧力容器の不安定破壊に対する安全裕度を求める。

　さらに、圧力容器及び配管に欠陥が検出された場合に、その欠陥の挙動より定量的に評価するため破壊力学的手法を用いて、試験研究を行う。この試験では、小型試験片及び構造物モデルによる試験を実施する。

　配管に関する試験研究では、検出された欠陥の伝播挙動に及ぼす残留応力及び熱応力の影響を明らかにするための試験研究を行う。更に、配管の貫通または未貫通欠陥から急速に破断に至る可能性の有無を明らかにするための試験研究を実施するとともに、配管が瞬時破断すると仮定した時の高温・高圧水の挙動及びその波及効果に関する試験研究を行う。また、配管振れ（パイプホイップ）防止機構としてのレストレントの健全性を実証するための試験を実施する。

　ミサイル事故荷重については、昭和50、51両年度に実施した文献調査及び計算結果に基づいて、ミサイル事故に対する評価検討を行う。

(5)　使用済核燃料輸送容器に関しては、引続き試験研究を進めるとともに地上落下衝撃時の輸送容器挙動の解析及び大きさの異なる輸送容器の相似則の解析を行う。また、実施輸送容器を用いて海中落下時及び地上落下衝撃時における安全性実証試験を実施する。

　また、原子炉施設等に使用されている各種電線ケーブル類（動力系、制御系、計装系）等の耐熱性耐放射線性等に関する試験研究を進める。

(1)　軽水炉事故時における放射能の放出低減化に関する研究については、放射性ヨウ素の放出低減化について、格納容器スプレー効果実証試験装置を用いて気相ヨウ素濃度のスプレーによる減衰速度、気液分配係数等を測定し、解析及び検討を行う。また、スプレーによるヨウ素除去に関する新コードの開発を進める。一方、種々の化学形態のヨウ素を活性炭により捕集するための研究として、化学物質の添着効果、添着活性炭の経年変化等の研究を引き続き行う。

(2)　軽水炉通常運転時の放出低減化に関する研究については、建屋及び空調系のヨウ素除去を効果的に行うため、局所処理法の研究を実施し、併せてヨウ素除去フィルターの不純物の吸着による劣化特性等の研究を行い総合効果を検討する。

(3)　軽水炉一次系内CPの生成・挙動と除染に関する研究については、一次系内に含まれるCPの組成の解明が進んでおり、これらの成果を踏まえて、CPの放射化過程及びCP核種の発生源の解明に努める。また、高温・高圧条件下におけるpHや溶存酸素等とCP核種の溶出速度等の関係を解明し、CPの蓄積を抑制するための水質管理法を検討する。

　一方、高温フィルターの開発、浄化系の性能向上、低コバルト材料の開発等設計の改良によって、CPの発生・蓄積を抑制する方法についても検討する。更に機械的除染方法、化学的除染方法等の除染技術の開発を行うとともに、除染後の軽水炉機器の信頼性評価方法についても検討する。

(4)　軽水炉施設等における廃液処理技術の研究については、液体廃棄の高濃縮処理技術として、蒸発缶を用いる方法、遠心分離機を用いる方法等各種の研究を行なっており、再生廃液の再使用についても電解透析法等の有効性を確認している。また、蒸気濃縮及び逆浸透膜の併用により、洗濯廃液等の処理を効果的に行える見通しを得ている。従って、この分野においては実用化のための研究を行う。

(5)　再処理施設における気体廃棄物の放出低減化に関する研究については、これまでの成果に基づきクリプトン回収パイロットプラントの建設に着手する。また、回収されたクリプトンの貯蔵技術として、現在行われているボンベ貯蔵法の研究を引き続き行うとともに、クリプトンの固定化技術についても検討を行う。

　ヨウ素除去試験に関しては、再処理の各工程におけるヨウ素の挙動等に関する基礎データの集積に努める。また、濃硝酸による除去試験装置を用いた試験を実施し、そのシステムの最適化を図る。

　更に、ボロキシデーションによるトリチウム除去についても試験装置を製作し試験を実施する。

(6)　再処理施設における液体廃棄物の放射能放出低減化に関する研究のうち、低レベル廃液の蒸発処理については、低レベル廃液蒸発処理施設における実廃液を用いた各種性能試験を継続するとともに、極低レベル廃液蒸発処理技術開発施設の建設及びその実廃液を用いた実証試験を行う。トリチウム除去については電解法、交換法、水精溜法等によるトリチウム除去試験を実施し、トリチウムの各種分離技術の比較検討するためのデータの収集を行う。

(1)　原子炉施設等の信頼度に関する研究については、信頼度解析手法を開発するため、一般機器の故障のデータバンクシステムの試験的運用及びその評価並びに異常状態のデータの収集様式、統計処理方式の確立とデータ収集等を行う。またシステムの信頼度解析コードの整備・開発を行う。

(2)　確率論的安全評価手法の確立に関する研究については、昭和54年度以降に予定している本格的研究の準備段階として、解析コードの作成と整備及び解析に必要なデータの収集・評価を行う。

(1)　地震の実測データの収集と分類分析については、国内外の強震記録の統一的数値化、資料の入出力システムの全自動化、地盤振動実験結果の整理等を行う。

(2)　設計用地震液の作成（上下動を含む）に関する研究については、正弦波を組合せて試作した３次元模凝地震波作成プログラムの開発とその改良を図る。

(3)　建物と地盤の相互作用に関する研究については、実炉の振動実験の実施及びその結果並びにモデル実験の結果をもとに、評価法の精度向上を図り、減衰や上下動を含めた多次元振動のモデル化を行う。

(4)　上下動の応答解析に関する研究については、解析手法の開発を引き続き行うとともに、振動モデル実験データと照合等を行い、解析プログラムの改良を図る。

(5)　非線型応答解析に関する研究については、機器設備の非線型現象のモデル化を行い、弾塑性、ガタ系等の非線型系を取り扱うための簡易非線型解析法を開発する。

(6)　また、設計裕度の確認と大型振動合の開発については、大型高性能振動台の製作に努める。また、各種試験体の概念設計を行うとともに、総合的振動試験システムの検討を行う。

(7)　アクティブコンポーネントの地震時運転性能試験については、PWRの余熱除去系ポンプの試験体を製作し振動実験を実施する。

　また、BWR残留熱除去ポンプについては、耐震実験計画を作成する。

(8)　高温及び高放射線下で使用可能な振動測定器の開発については、センサー材料の特性確認等実用化の為の試験を実施する必要がある。

(9)　地震による破損の確率論的評価については、地震の発生確率モデルの確立、構造物の崩壊プログラムの開発等を行う。