ここからサイトの主なメニューです
前(節)へ  次(節)へ
第3部  政府の施策
第2章  政府機関などにおける研究活動
4  多分野の協力による研究開発の推進
(1)  原子力開発


我が国の原子力研究開発利用は,原子力基本法に基づき,安全の確保を大前提として,総合的かつ計画的に推進されている。

原子力研究開発利用の基本的方向として,まず安全の確保に万全を期し,国民の十分な理解と協力を得ることが不可欠の要件となっている,このため,従来から原子炉等規制法,放射線障害防止法等に基づく厳重な安全規制を行うとともに,原子力の安全研究を進めるなど,安全対策の強化に努めてきているが,昭和53年10月の原子力安全委員会の発足,昭和54年1月の安全規制の一貫化により,安全確保体制は更に強化されることとなったところである。

このような原子力の安全確保体制の下に,長期的観点から原子力研究開発利用を推進するため,天然ウラン及び濃縮ウランの確保,ウラン濃縮技術の開発,使用済燃料の再処理など核燃料サイクルの確立を図ってきている。しかしながら,近年,核不拡散強化を目的とする国際的制約が,とくに強まってきており,このような国際動向に十分留意しつつ,我が国に適した自主的な核燃料サイクルの確立を図っていくことが必要となっている。

また,現在の軽水炉に引き続き将来原子力発電の中心となる見込みの核燃料の有効利用に資する高速増殖炉及び新型転換炉の開発を推進するとともに,人類の究極のエネルギー源である核融合の研究開発,発電以外への原子力利用を目的とする多目的高温ガス炉及び原子力船の研究開発を強力に推進する必要がある。

昭和53年度においては,以上のような基本的方向のもとに,動力炉・核燃料開発事業団における新型動力炉開発,ウラン濃縮,再処理技術等の開発,日本原子力研究所における核融合研究などの各種大型プロジェクトの一層の推進を図るとともに,安全研究,各種の基礎研究についてもその充実,強化を図った。第3-2-8表にこれらの施策に必要な経費の推移を示した。

更に,このような原子力政策を進めるに当たって,原子力委員会は,昨今の内外情勢の動向を踏まえ,その基本指針として昭和53年9月原子力研究開発利用長期計画を策定したところである。

第3-2-8表 原子力関係予算の推移

第3-2-9表 主要国の原子力開発予算の推移


(1) 安全性の確保

原子力開発利用は,放射能の危険性を十分に認識し,開発当初から,放射性物質を確実に管理する対策を講じるなど,安全性の確保を最重点にして技術の開発が行われてきており,他の産業分野には見られない厳しい安全確保に対する法的な措置も講じられてきた。

すなわち,原子炉等規制法により原子炉の設置許可,加工の事業の許可等を行うに当たっては,各主務大臣は,原子力委員会,原子力安全委員会の意見を聞くこととされており,特に国民の関心の深い安全性については原子力安全委員会が行政庁の行った安全審査について最新の科学技術的知見に基づいて客観的立場から再審査(ダブルチェック)するという新たな安全審査の方法をとることとしている。また,設置認可等の後の段階においても,行政庁が安全規制を行うとともに,原子力安全委員会においても必要と認める事項について審議を行うこととしている。

更に,原子炉設置後は,施設内での被ばく線量管理のほか,環境における放射線量が一般の個人に容認される線量限度を十分下回っていることを確認するため環境放射線モニタリングが事業者,地方公共団体等により実施されており,政府はこれに対し財政的援助を行っている。

原子力に係る安全性研究については,日本原子力研究所を中心として,放射線医学総合研究所等の国立試験研究機関において行われ,また,民間機関への委託により研究されている。

軽水炉施設の安全性研究については,日本原子力研究所を中心に,原子炉の反応度事故及び冷却材喪失事故に関する研究等を行っており,昭和53年度には,引き続き原子炉安全性研究炉(NSRR:NucIear Safety ReIsearch Reactor)による各種試験,冷却材喪失事故試験装置(ROSA:RigofSafety Assessment)による非常用炉心冷却装置の効果に関する実験研究等を行った。

原子力施設から環境へ放出される放射性物質については,放出量の低減化を図るため,回収技術の研究開発及び放射性廃液の処理技術の開発などを実施している。

原子力施設から環境へ放出される放射性物質による一般公衆に対する被ばくは,国際放射線防護委員会(ICRP)の勧告あるいは法令の定める限度を十分下回るよう努力がなされている。更に,放射線医学総合研究所では,低線量及び低線量率被ばくの人体に対する放射線障害の危険度を推定する上で重要な晩発性の身体的影響及び遺伝的影響,並びに被ばく形式の特異性からみて特に内部被ばくの障害評価の三つの研究に着目し,特別研究に指定して研究を実施している。

放射性廃棄物の処理処分は,原子力開発利用を進める上で早急に解決すべき課題であり,原子力委員会の定めた基本方針に基づいて対策が推進されている。原子力発電所等から発生する低レベル廃棄物については,試験的海洋処分を実施するため,投棄船改造のための設計検討等所要の準備を進めるとともに,陸地処分についても安全評価手法を確立するためのフィールド試験を開始した。また,再処理工場から発生する高レベル廃棄物については,その処分時の安全評価手法を確立すべく,日本原子力研究所において調査研究が進められている。

なお,昭和54年3月28日米国スリー・マイル・アイランド原子力発電所において,2次冷却系の故障から発展して環境中に相当の放射能が放出されるという事故が発生し,各国に大きな反響を与えた。我が国においては,この事故を重要な意味をもつものとして受けとめ,専門家の派遣等による事故の調査,我が国原子力発電所の再点検,特別保安監査,防災対策の検討等を実施してきている。


(2) 核燃料サイクルの確立

我が国の原子力発電が本格的な実用期に入ったことに伴って,核燃料の安定的供給の確保とウラン資源の有効利用などを目指した核燃料サイクルの確立がますます重要な政策課題となっている。

ウラン資源の乏しい我が国は,そのほとんどを海外に依存せざるを得ず,長期の購入契約による確保を図るとともに,長期的には,開発輸入の比率を高め,年間所要量の3分の1程度を開発輸入により確保することを目途として海外ウラン調査探鉱を推進しているところである。昭和53年度においては,動力炉・核燃料開発事業団は,東南アジア,南米等における鉱業事情調査を実施するとともに,カナダ,アフリカ諸国,オーストラリアなどの有望地区において引き続き独自の鉱床調査及び他国機関との共同調査を行った。

また,民間においては,金属鉱業事業団等からの助成により海外でのウラン探鉱開発が進められている。

ここ当分の間,原子力発電の主力は濃縮ウランを燃料とする軽水炉であることから,このための濃縮ウランの安定確保も重要な課題となっている。このため,我が国は,アメリカ政府との契約により約5,100万KWの原子力発電に必要な濃縮ウランを確保しているほか,ヨーロッパ(ユーロディフ)からも購入する契約を締結している。また,長期的な濃縮ウランの安定確保を図るため,我が国において自主技術による濃縮工場を稼動させることを目標に,遠心分離法によるウラン濃縮技術の開発を国のプロジェクトとして積極的に推進している。昭和53年度においては,岡山県人形峠において動力炉・核燃料開発事業団によるパイロットプラントの建設を進めた。

使用済燃料の再処理については,核燃料の有効利用などの観点から,国内においてその体制を確立するとの基本的方針の下に,動力炉・核燃料開発事業団において,1日処理能力0.7トンの再処理施設の建設が茨城県東海村において進められた。日米再処理交渉の結果に基づき,実際の使用済燃料を用いたホット試験を52年9月から開始し,ホット試験の最終段階である総合試験を行ったが,53年8月に発生した酸回収蒸発缶の故障により,現在試験を中断している。今後所要の対策を講じ,安全を十分確認した上で,ホット試験を再開する予定である。また,これに続く第二再処理工場以降については,民間で建設を進めるべく,再処理を行うことができる事業者の範囲を拡大するための原子炉等規制法の改正法案が,53年2月,第84回国会に提出され,現在審議中である。なお,第二再処理工場運転開始までの措置としては,海外への委託によって対処することとし,昭和53年5月,我が国電力会社は,英国核燃料公社と新規の再処理契約を締結した。

核燃料サイクルの確立にとって,放射性廃棄物対策の確立は重要な課題であり,その基本的考え方は,「(1)安全性の確保」同様原子力委員会決定(51年10月)によっている。

原子力発電所等から発生する低レベル廃棄物に関しては,今後原子力発電規模の増大に伴い発生量の増加が予想されており,その対策として,試験処分の結果を踏まえた上で,本格処分することとしている。再処理工場から発生する高レベル廃棄物については,動力炉・核燃料開発事業団を中心に固化処理及び地層処分に関する研究開発を進めている。


(3) 新型動力炉の研究開発

在来の軽水炉は,ウラン資源の1%程度しか利用できない。これに対して,燃料の有効利用などの観点で大きな期待がかけられている高速増殖炉では,ウラン資源の60〜80%を有効に活用できる。

しかし,高速増殖炉の実用化までには,長期にわたる研究開発が必要であり,我が国では,軽水炉と高速増殖炉の間を補完するものとして,自主技術により,軽水炉技術の経験によって早期に実現が可能な新型転換炉の開発を行っている。

高速増殖炉と新型転換炉は,「動力炉開発業務に関する基本方針」,「同第2次基本計画」に基づき,動力炉・核燃料開発事業団においてその研究開発が進められている。

高速増殖炉については,大洗工学センターにおいて出力上昇を行ってきた高速増殖実験炉「常陽」が,昭和53年7月熱出力5万KWに達した。また原型炉「もんじゅ」(電気出力30万KW)の建設準備を進めるとともに,ナトリウム技術開発試験,蒸気発生器試験,核燃料・炉材料の開発試験,安全試験など必要な関連研究開発を進めている。

新型転換炉については,福井県敦賀市に原型炉「ふげん」(重水減速軽水冷却型,電気出力16.5万KW)が完成し,53年3月臨界に達し,その後,本格運転のための各種試験を実施し,54年3月から本格運転に入っている。


(4) 原子炉の多目的利用

現在の原子炉は主として発電に利用されているが,原子炉で発生した熱を,プロセス・ヒートなどの形で,製鉄,化学工業などのエネルギー多消費産業や,海水淡水化,地域暖房などの熱源として多方面に利用することが考えられている。

このような原子炉の多目的利用の例としては,イギリスのコールダーホール原子力発電所からウインズケール工場へのプロセス蒸気の供給,ソ連のシェフチェンコ原子力発電所の高速増殖炉BN-350(電気出力相当30万KW)による1日12万トンの淡水製造がある。これらの原子炉の利用は,いずれも100〜200°C程度の比較的低温域での熱利用である。今後1,000°C以上の高温ガスを取り出すことのできる高温ガス炉が実用化されれば,製鉄などの高温利用から海水淡水化などの低温利用まで段階的に熱利用を行う原子力コンビナートも可能と考えられている。

我が国では,炉心出口温度1,000°Cの多目的高温ガス炉の開発を目指して日本原子力研究所で研究が進められており,実験炉の設計研究,高温工学の試験,燃料・材料の開発,安全性の研究,材料試験炉(JMTR)に接続したOGL-1による高温ヘリウム取扱技術及び伝熱流動の研究などの研究を行っているほか大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)の建設を進めている。今後はこれらの成果を踏まえつつ実験炉の建設へと進むこととしている。また,多目的高温ガス炉の開発と並行し,通商産業省では,このような高温ガス炉などを熱源とした製鉄への利用プロセスについての研究開発を行っている。


(5) 核融合

核融合は,海水の中に含まれている重水素などを燃料とするため,世界に偏在する化石燃料,ウランといった地下資源に依存することなく,永久的にエネルギーの安定供給が可能となることからその早期実現が期待される。

我が国においては,昭和43年7月に決定された「核融合研究開発基本計画」に基づき,第一段階の研究開発を推進してきた。この結果,日本原子力研究所に完成したトカマク型の中間ベータ値トーラス装置(JFT-2)及び高安定化磁場試験装置(JFT-2a)により高温プラズマの閉じ込めについて顕著な成果を収めた。これらの成果を踏まえ,50年7月「第二段階核融合研究開発基本計画」を策定し,核融合動力炉実験の前提となる臨界プラズマ試験装置(JT-60)の建設,実験を主計画とする第二段階の研究開発を進めており,現在,日本原子力研究所で,昭和50年代後半の完成を目途にJT-60の建設が進められている。また,非円形断面トーラス試験装置の設計研究も行われている。

更に,工業技術院電子技術総合研究所では,トロイダル・ピンチ装置(TP E-1R)により,高ベータ・プラズマ閉じ込めについて着実な成果を収め,現在,これらを大型化し断面形状が非円型であるTPE-2を建設している。

大学関係では名古屋大学プラズマ研究所等においてプラズマの生成,閉じ込め,加熱等に関する理論及び実験的研究が行われている。

国際協力に関しては,IAEA,IEAにおける研究者交流,情報交換等の協力,共同研究計画への参加等が進められている。


(6) 原子力船

原子力船は,少量の核燃料で長期間にわたって運航でき,高出力になるほど経済性が良くなるなどの特長を有するため,その実用化が期待されており,我が国においても,昭和38年に日本原子力船開発事業団を設立し,原子力委員会が決定した「原子力第一船開発基本計画」に従って,自主技術により原子力船「むつ」の開発を進めてきたが,昭和49年9月,出力上昇試験の際に遮蔽の不備により放射線漏れが発生し,その開発は一時停滞のやむなきに至った。

政府においては,このような事態に対処するため,総理府において「むつ」放射線漏れ問題調査委員会を開催し,専門的な調査検討を求めたが,同委員会においては,自主技術による原子力船開発を達成するためには,「むつ」の開発を引き続き推進すべきであること,及び「むつ」は技術的にみて全体としてはかなりの水準に達しており,適当な改善によって所期の目的を十分達成し得るものであることが結論として報告された。

また,このことは,原子力船開発の在り方等についての各分野の学識経験者の意見を徴した原子力委員会の原子力船懇談会において確認された。

政府は,上記各委員会等の意見を尊重し,「むつ」については,遮蔽改修及び安全性総点検を行った上で引き続きその開発を進め,所期の目的を達成させることとした。

このため,「むつ」の修理港として佐世保港を選定し,長崎県及び佐世保市に対して協力方を要請し,53年7月同県及び同市から受け入れの回答が得られた。

これにより「むつ」は53年10月,青森県むつ市の大湊港から佐世保港に回航され,同港において約3年間の予定で修理・点検を行うこととなった。現在「むつ」は佐世保港において安全性総点検を実施するとともに,遮蔽改修工事の準備を進めているところである。

「むつ」の定係港(母港)については,昭和49年の放射線漏れの際,政府が青森県,むつ市及び青森県漁連との間で締結した協定(いわゆる四者協定)に基づき現定係港(青森県むつ市の大湊港)を撤去することとなっており,新たに定係港を選定する必要がある。

新定係港の選定については,目下,日本原子力船開発事業団において,全国的に机上調査を進めているところである。


(7) 放射線利用

放射線利用は,基礎科学の分野から工学,農業,医療等の応用分野まで広範な分野において重要な地位を占めるに至り,放射性同位元素や各種放射線発生装置を使用する事業所は,医療,農業,工業等の各分野において逐年増加しており,昭和53年3月末現在では,放射線障害防止法の規定により許可を受け又は届け出ている使用事業所は,3,710事業所にのぼっている。

医療分野における放射線利用は,X線を用いる診断,高エネルギー放射線発生装置やコバルトを用いる治療及び放射性同位元素を用いる診断治療(核医学)の3分野にわたって行われている。特に,放射線治療の主たる対象である悪性腫瘍に関しては,従来の治療法に加え,原子炉,サイクロトロン等を用いた方法が注目され,昭和51年2月から本格的に稼動した放射線医学総合研究所の医療用サイクロトロンにおいては,悪性黒色腫等に著しい治療効果を挙げている。

工業利用分野では,その利用は広範な業種に及び,ゲージング,非破壊検査,螢光エックス線分析,放射化分析等多岐にわたっている。また,農業利用分野についても,作物の品種改良,農林水産生物の生理機構の研究におけるトレーサー利用,放射化分析等広い分野にわたって放射線利用技術の普及をみている。

特に,放射線による食品照射の研究については,昭和42年9月の「食品照射研究開発基本計画」に基づき,現在まで,ばれいしょ,玉ねぎ,米,小麦,ウインナーソーセージ等について,国立試験研究機関,日本原子力研究所,理化学研究所等が連携して実用化のための研究を進めており,既に,ばれいしょについては,実用化,普及段階に至っている。

このような放射線利用における実用化の進展とともに,放射性同位元素の需要も毎年増加してきている。これら放射性同位元素の供給については,外国からの輸入のほか,日本原子力研究所を中心として,需要の多い核種に重点を置いて国産化を進めており,特に,海外に依存することの困難な短寿命核種については,放射線医学総合研究所,理化学研究所等で積極的に製造の研究開発を進めている。

原子炉の使用済燃料から回収される放射性同位元素の利用に関する研究については,日本原子力研究所で,90 Sr,137 Cs,147 Pm等の核種を各種線源として使用するための加工技術の研究が進められている。


前(節)へ  次(節)へ

ページの先頭へ   文部科学省ホームページのトップへ