動力炉・核燃料開発事業団昭和53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53年度原子力開発利用基本計画に従い、昭和53事業年度における動力炉・核燃料開発事業団の事業計画を次のとおり定める。

　実験炉については、出力上昇試験を行い、熱出力50MW（第１期出力）を達成した後、定常運転を行う。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。

　原型炉については、敷地調査、設置許可を得るために必要な手続等建設の準備を進める。

　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、安全審査のための諸作業を行う。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。

　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、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。

　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、制御棒駆動機構、燃料交換機、１次系ポンプについてモックアップ試験、炉体構造について水流動試験、燃料について落下安全性確認試験、１次収納構造、構造物について健全性試験、原子炉容器についてナトリウム熱衝撃試験、NaKについて流動試験を行う。また、供用期間中検査装置、回転プラグシール構造、原子炉周辺設備、燃料出入機崩壊熱除去法、ナトリウム用大型弁類、熱膨張吸収装置、予熱法等の開発を行う。

　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被覆材及び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、放射性ナトリウム技術、ナトリウム取扱技術の開発等を行うとともに、高温ナトリウム中材料試験施設の建設を行う。

　プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料、被覆材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照射試験、照射燃料集合体試験施設（FMF）、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、実験炉用照射装置を開発及び実験炉使用済燃料輸送容器の試作開発を行う。

　原型炉の高温構造設計解析法の開発を行うとともに、空気中、ナトリウム中の材料試験及び照射試験を行う。

　中性子検出器、破損燃料検出器、ナトリウム流量計、ナトリウム透視器等の試作試験、確性試験等を行う。

　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、流出燃料における燃料ピン束の破損伝播、大規模炉内安全性、事故後崩壊熱除去等に関する試験、冷却材事故模擬炉内試験、反応度事故模擬炉内試験及び安全解析コードの開発を行うとともに、大規模FSI試験施設の建設を行う。

　構造安全性研究として耐衝撃構造、耐震構造、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よ行う。

　１次冷却系の流動安全性研究として、自然循環試験、配管破断時流動安全性試験を行う。また、事故時の放射性物質放出移行試験、被ばく線量の低減化技術開発等を行う。

　50MW蒸気発生器の２号機の試験を引き続き行う。

　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。

　原型炉については、起動試験を行い、電気出力165MWを達成し、年度末には定常運転に至らせる。

　構造設計研究、設計コードの開発改良を行うとともに、実証炉について概念設計を行う等、評価、検討を行う。

　重水臨界実験装置（DCA）を用いて原型炉の運転のため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を行う。

　伝熱流動試験装置（HTL）を用いて原型炉の運転のための伝熱流動試験を行うとともに、大型炉燃料集合体の評価に必要な伝熱流動研究を行う。

　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。

　特殊燃料集合体等の製作を行うとともに、燃料集合体、圧力管等の各種試験検査を行う。このほか、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及び照射後試験（BNWL試験）を行う。

　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。

　原型炉の熱出力分布の詳細解析を行う。

　プルトニウム燃料開発施設及び燃料材料検査施設において高速実験炉、重水臨界実験装置（DCA）、新型転換炉原型炉の各燃料の製造を行うとともに、プルトニウムコプロセシング技術の開発、新型転換炉燃料製造施設の改善、高速原型炉用燃料製造施設の設計を行う。

　再処理試験施設の予備設計、主要工程等の研究開発を行うとともに、高レベル放射性物質研究施設の建設を行う。

　大洗中央廃棄物処理施設の運転を行うとともに、プルトニウム廃棄物処理研究開発、プルトニウム汚染廃棄物貯蔵施設の建設、大型不燃性固体廃棄物処理施設の設計を行う。また、安全管理に関する研究開発等を行う。

　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。

　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、その周辺有望地区において探鉱を行う。

　さらに、能登半島、北上地域、琵琶湖周辺において、低品位鉱床の調査探鉱を行う。

　人形峠鉱山において、ヒープリーチングによるウラン回収から六ふっ化ウランまでの製錬転換技術の開発試験を行うとともに、PNCプロセスによる製錬転換パイロットプラントの建設を開始する。

　また、鉱石処理試験、燐鉱石からのウラン回収、低濃度ウランの回収等の技術開発を行う。

　東濃鉱山においては、インプレースリーチングによるウラン回収術技の開発を行うほか、探鉱技術の開発を行う。

　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。

　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。

　燃料検査技術の開発、試作燃料の検査及び分析等を行う。

　各種遠心分離機の試作、性能試験、寿命試験、より高性能の遠心機の開発等を行う。また、回転胴の品質保証技術の開発、及び遠心分離機コストダウンを目的とした量産化研究を行う。

　カスケード試験装置の運転を行い、パイロットプラントの運転特性を予察する。

　六ふっ化ウラン処理系信頼性試験を行うとともに、安全性工学等の研究開発を行う。

　パイロットプラントの建設を進める。

　使用済燃料を用いての試験を進めるとともに、操業開始に備えての諸準備を行い、昭和53年度下期から操業を開始する。

　廃液中の放射性物質の放出低減化技術、排気中のクリプトン除去及びヨウ素除去技術の開発を行う。

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

　再処理回収ウラン転換技術、分析技術、ウラン・プルトニウム混合抽出技術及び再処理技術の開発等を行うほか、IAEA等との保障措置国際共同研究を進める。

　周辺環境のモニタリング等を行う。

　開発計画を的確に遂行するため、管理体制の整備を進め、適切な計画管理を行うとともに、計画を効率的に遂行するため、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ほか、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。

　また、災害の防止のため、安全管理施設を整備するとともに、保安教育の徹底を図り、安全管理を協力に実施する。

　さらに、保障措置、核物質防護に関する施設の整備を図り、管理に万全を期する。