動力炉・核燃料開発事業団昭和56年事業年度事業計画

　Ⅰ　動力炉の開発

　実験炉については、熱出力７万５千キロワットでの定常運転を行う。また、炉心構成機器の交換等照射用炉心移行作業を開始する。

　原型炉については、建設工事に必要な条件整備を行い、昭和62年頃臨界を目途に建設に着手する。

　原型炉設計の評価調整等を進めるとともに大型炉の設計研究を行う。

　制御棒駆動機構等のモックアップ試験、原子炉容器等の水流動試験、冷却系機器の熱衝撃試験等を行う。

　また、破損燃料検出系等の計測制御技術の開発を行うとともに、50MW蒸気発生器ついて耐久試験棟を行う。

　被覆材等の機器材料試験を行うほか、ナトリウム取扱技術開発等を行う。

　プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料及び集合体部材等の構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照射試験等を行う。

　また、実験炉用照射装置の開発、原型炉新燃料用輸送容器の試作開発等を行う。

　さらに構造材料については、材料試験及び照射試験を行うほか、高温構造設計解析法の開発等を行う。

　大規模炉内安全性試験等の炉心安全性研究、耐震構造試験等の構造安全性研究及び被ばく低減化技術開発を行う。

　また、炉心特性、遮蔽に関する研究等の炉物理研究を行う。

　原型炉については、冷却系配管の取替工事を実施し、電気出力16万５千キロワット（定格出力）で定常運転を行い、技術的諸性能の確認、安全性評価データの累積等を行う。

　原型炉の運転及び実証炉の評価検討に反映させるため、以下の研究開発を実施する。

　原型炉については、運転コードの改良を行うほか、燃料評価のための伝熱流動試験等を行う。

　実証炉については、合理化設計等を行うとともに、炉性能に関する実験を行う。

　原型炉については、圧力菅モニタリング装置等、原子炉の運転保守必要な設備の開発を行うほか、圧力菅、シールプラグ等の耐久実験を行う。

　実証炉については、圧力菅集合体の開発等を行う。

　原型炉については、改良型燃料集合体の試験開発を行うほか、圧力菅等に関する各種試験等を行う。

　実証炉については、燃料集合体等の試作開発を行う。

　原型炉については、冷却材喪失事故時の過渡特性試験を行うほか、冷却系配管の破断検出法の開発等を行う。

　実証炉については、工学的安全施設の開発に必要な試験を行う。

　高速実験炉（MK－Ⅱ）、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・プロセシング技術開発を行う。

　高速増殖炉燃料製造技術開発施設は建設に着手する。

　硝酸プルトニウム転換施設の建設を進める。

　再処理試験施設の概念設計を進めるとともに、前処理工程、主分離工程、放出低減化等の研究開発を行う。また高レベル放射性物質研究施設は試運転終了後、所要の試験に着手する。さらに、再処理試験施設の実規模モックアップ試験を行うため、応用試験棟の増設に着手する。

　大洗中央廃棄物処理施設及びプルトニウム汚染廃棄物貯蔵施設の運転を行うとともに、プルトニウム廃棄物処理技術研究開発を行う。また、大型不燃性固体廃棄物処理施設の建設を進めるとともに、プルトニウム廃棄物処理開発施設の詳細設計を行う。また、大洗中央廃棄物処理施設に高レベルα貯蔵施設の増設を行う。

　Ⅱ　核燃料の開発

　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・探鉱及び海外企業等との共同調査、探鉱情報収集等を行う。

　東濃地区において、美佐野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、紀伊半島、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、製錬・転換パイロットプラントの建設を完了し、運転を開始する。

　また、鉱山処理試験、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技術の開発を行うほか、炭鉱技術の開発を行う。

　プルトニウム混合転換粉末を原料とする混合酸化物燃料の照射試験、安全性研究等、プルトニウム燃料の開発研究を行う。また、プルトニウム燃料の品質管理技術及び取扱施設安全性評価研究を行う。

　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。

　第一運転単位(OP－1)の運転を引き続き行うとともに、第二運転単位(OP－2)の建設を完了し、前面運転を開始する。

　原型プラントの詳細設計に着手する。

　各種遠心分離機の試作、性能試験、寿命試験により高性能の遠心分離機の開発を行うとともに、高性能遠心分離機のシステム試験を行う。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(OP－1)の非定常運転特性のデータを蓄積した後、再処理回収ウラン濃縮試験を行うため、試験装置の六ふっ化ウラン処理系を改造する。

　六ふっ化ウラン処理系信頼性試験を行うとともに、合理化に必要な研究開発を行うために試験装置を改造する。また、安全性工学等の研究開発を行う。

　Ⅲ　使用済燃料の再処理

　再処理施設の操業を行うとともに、高放射性廃液貯槽等の施設の整備を進める。

　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、廃溶媒処理技術開発施設の建設に着手する。また、高レベル廃液の固化処理の技術開発、固化貯蔵パイロットプラントの設計等を行うとともに、地層処理処分等に関する調査研究等を行う。

　再処理回収ウラン転換技術の開発を行う。分析技術、再処理技術の開発を行うほか、IAEA等保障措置国際共同研究を進める。また、ウラン脱硝技術開発施設の建設を進める。

　Ⅳ　計画管理、安全管理等

　開発計画を的確に遂行するため、管理体制の整備を進め、適切な管理計画を行うとともに、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、教育訓練センター等による安全教育の徹底を図り、安全管理を協力に実施する。

　さらに、保障措置、核物質防護については、これらの試験研究を含め継続して所要の措置を講ずる。