動力炉・核燃料開発事業団昭和55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55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。

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、照射装置組立検査施設を完成させるほか燃料・反射体などの炉心構成機器の製作等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、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。

　実験炉の特性解析、原型炉の製作準備設計、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)を用いて原型炉部分模擬臨界実験を実施するとともに、海外において行ってきた炉物理実験の解析を行う。

　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装置を解体し、材料試験等を行う。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のモックアップ試験、炉体構造についての水流動試験、１次収納構造等の健全性試験、原子炉容器、中間熱交換器等についてのナトリウム熱衝撃試験、Nakによる総合流動試験を行う。

　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、予熱法、炉外燃料貯蔵槽回転ラック等の開発を行う。

　核計装、破損燃料検出系、燃料溶融予知予防系、プロセス計装、試験検査用計装等の開発を行う。

　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、純度管理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。

　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(MK・Ⅱ炉心）による照射後試験のため、照射材料試験施設(MMF)の増設に着手する。

　さらに、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を行う。

　原型炉の高温構造設計解析法の開発、空気中、ナトリウム中の材料試験及び照射試験を行うとともに、材料強度試験室の建設を完了する。

　炉心安全性研究として、ナトリウム過度沸騰、燃料破損伝播、溶融物質間熱移行、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。

　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等に関する試験を行う。

　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、蒸気発生器の管―管板熱衝撃試験を行う。

　さらに、補助炉心冷却システム評価試験装置の製作を行う。

　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、安全性評価データ等の蓄積を行う。また、56年度かう高富化燃料を使用するための諸準備を行う。

　構造設計研究、設計コードの開発改良を行う。また、実証炉の調整設計及び評価検討を行う。

・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。

・実証炉の評価検討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。

・実証炉の評価検討に必要な伝熱流動研究を行う。

・圧力管モニタリング装置等、原子炉の運転保守に必要な設備の開発を行うとともに、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。

・実証炉の評価検討に必要な圧力管等の試作開発を行うとともに、炉心構造物の耐震構造試験等を行う。

・特殊燃料集合体等の製作、改良燃料の開発を行うとともに、燃料集合体、圧力管等の各種試験検査を行う。また、日本原子力試験所及びBNWLにおいて燃料、圧力管材料について照射後試験を行うほを原型炉取出し燃料の照射後試験のための準備を行う。

・実証炉の評価検討に必要な燃料集合体の試作開発を行う。

　安全性解析、冷却材喪失事故時の過度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の性能試験等を行う。

　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。

・実証炉の評価検討に必要な計測制御技術の開発を行う。

・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(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、高速原型炉用燃料製造施設の調整設計等を行う。

・硝酸プルトニウム転換施設の建設を進める。

　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、プルトニウム汚染廃棄物貯蔵施設の建設を完了するとともに、プルトニウム廃棄物処理開発施設の詳細設計に着手する。

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、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、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、安全性研究等を行う。また、プルトニウム燃料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。

　燃料検査技術の開発、試作燃料の検査及び分析等を行う。

　原型プラントの概念設計に着手する。

　各種遠心分離機の試作、性能試験、寿命試験より高性能の遠心分離機の開発等を行う。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。

　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。

Ⅲ　使用済燃料の再処理

　性能及び安全性を十分確認した上、操業を開始するとともに、高放射性廃液貯措等の施設の整備を進める。

　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、固化貯蔵技術の開発、最終処分に関する地質概況調査（机上調査）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、再処理技術の開発等を行うほか、IAEA等との保障措置国際共同研究を進める。またウラン脱硫技術開発施設の建設に着手する。

　周辺環境のモニタリング等を行う。

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、教育訓練センター等による安全教育の徹底を図り、安全管理を強力に実施するほか、緊急医療設価の整備をはかる。

　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。