動力炉・核燃料開発事業団昭和59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３次基本計画並びに核燃料開発業務に関する基本計画に従い、昭和59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。

　実験炉については、熱出力10万キロワットでの定格運転を実施し、原型炉の燃料材料等を重点とした照射試験を行う。

　原型炉については、昭和65年度臨界を目途にその建設を進めるとともに、原子炉機器の製作を行う。

　実験炉の運転及び原型炉の建設等に反映させるため、以下の研究開発を実施する。

　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。また、炉心特性、遮蔽に関する研究等を行う。

　原子炉構造機器、冷却系機器、燃料取扱系機器等の重要機器の耐久試験、確性試験等を行うとともに、プラント制御システム、運転手法等に関する研究を行う。また、供用期間中検査システムの開発を行う。

　さらに、高速炉システム評価及び配管系の合理化研究を行う。

　燃料ピン、燃料集合体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照射試験等を行う。また、実験炉用照射装置の開発を行う。さらに、構造材料については、大気中、ナトリウム中の材料試験及び照射試験を行うほか、基本的構造モデル等について熱過渡試験等を実施し、高温構造設計・解析法の開発等を行う。

　原型炉用主要機器の流動・伝熱上の問題を解明するため、水流動試験等の各種試験を行うとともに、事故後崩壊熱除去炉内試験等の炉心安全研究、プラントシステムの信頼性評価・解析及び高速炉システム安全性設計・評価基準の開発を行う。また、ナトリウム、プルトニウムに関する事故評価及び対策を確立するため、ライナーの健全性確認試験、蒸気発生器内の水・ナトリウム反応試験等を実施する。

　原型炉については、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蓄積等を行う。定期検査時においては、定期検査に併せて、冷却系配管接合部の熱処理等の工事を行う。

　原型炉の運転及び実証炉に必要な研究開発並びに実証炉用燃料の設計を行う。

　原型炉については、運転コードの改良を行うほか、高燃焼炉心評価等の炉性能に関する実験を行う。

　実証炉については、新型転換炉評価研究、実証炉燃料設計、実証炉基本設計評価、安全審査指針等への適合性評価等を行うとともに、炉性能に関する実験を行う。

　原型炉については、供用期間中検査装置及び圧力管モニタリング装置の開発を行うほか、圧力管、シールプラグ等の耐久・腐食試験を行う。

　実証炉については、圧力管集合体の開発、計測制御技術の開発等を行う。

　原型炉については、改良型燃料集合体の試作開発を行うほか、原型炉の燃料・材料の照射後試験を行う。

　実証炉については、燃料集合体等の試作開発及び照射試験等を行う。

　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、工学的安全施設の実証試験及び配管健全性実証試験等を行う。

　高速実験炉、新型転換炉原型炉の各燃料の製造を行うとともに、湿式回収工程の運転を行う。また、高速増殖炉燃料製造技術開発施設及び新型転換炉実証炉燃料製造技術開発施設の建設を進める。さらに、硝酸プルトニウム転換施設の運転を行うとともに、中濃縮ウラン混合転換のための設備増強を行う。

　大洗中央廃棄物処理施設、プルトニウム汚染廃棄物貯蔵施設及び固体廃棄物前処理施設の運転を行う。超ウラン系（TRU）廃棄物の低減化試験、マイクロ波溶融固化体の評価試験等の廃棄物処理技術研究開発を継続実施する。また、プルトニウム廃棄物処理開発施設の建設を進める。

Ⅱ　核燃料の開発

　海外調査探鉱については、ニジェール、カナダ、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、プロジェクト開拓、情報収集等を行う。

　国内探鉱については、東濃地区において、美佐野鉱床等の精密試錐を行うとともに、その周辺有望地区等において探鉱を行う。

　人形峠において、製錬転換パイロットプラントの運転を行うとともに、ヒープリーチングによるウラン回収技術の開発、鉱石試験等を行う。

　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、探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、連続脱硝自動化試験等プルトニウム燃料の研究開発を行う。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。

　核燃料サイクル関連技術の調査研究を行う。

　パイロットプラントの運転を通じて、各種運転モードの試験を行う。

　用地造成及び付属工事を行い、建家建設及び機器製作に着手する。

　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、高性能遠心機の信頼性データを取得するため、信頼性試験装置さらに、回転胴の品質保障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を用いて、再処理回収ウランの濃縮試験を行う。

　六ふっ化ウラン処理系信頼性試験装置を用いて、昇圧システムの性能試験等合理化に必要な研究開発を行う。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

　再処理施設については、所要の整備を行うことにより運転再開を図るとともに、高放射性廃液貯槽等の施設の整備を進める。

　高レベル廃液の固化・貯蔵の技術開発、ガラス固化パイロットプラントの調整設計を行うとともに、地層処分に関する研究開発を行う。また、アスファルト固化技術開発施設及びクリプトン回収技術開発施設の試験運転を行うとともに、廃溶媒処理技術開発施設の試運転を行う。

　再処理施設の安全運転に資するため、ウラン脱硝工程、新型溶解槽等の前処理工程、酸回収工程等について改良技術開発を行うとともに、工程管理システム、遠隔補修技術、供用期間中検査技術等の工程管理技術開発を行う。また、実規模開発試験施設の建設を進める。さらに、回収ウラン転換技術開発を行う。

　周辺環境のモニタリング等を行う。

　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、遠隔技術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、所要の試験を行う。さらに、応用試験棟における再処理試験施設の実現模モックアップ試験を行う。

Ⅳ　計画管理、安全管理、保障措置等

　開発計画を的確に遂行するため、管理体制の整備を図り適切な企画・技術管理を行う。また、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、安全教育研修所等による安全教育の徹底を図り、一般安全管理を含め安全管理を強力に実施する。

　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。

　以上の事業を円滑かつ効果的に遂行するため、要員の弾力的、かつ効率的な活用及び民間との協力の強化を進めるとともに業務の進捗に合せた体制の整備に努める。