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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


我が国における原子力開発利用は,原子力委員会の決定した原子力開発利用長期計画及び原子力開発利用基本計画(年度計画)に沿って,一元的かつ計画的に推進されている。原子力関係予算の年次推移は, 第3-2-21表 に示すとおりである。昭和50年度は,前年度に引き続き,安全性確保・環境保全のための研究開発を一層進めるとともに,核融合の研究開発に本格的に着手した。

第3-2-21表 原子力関係予算の推移


(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,放射能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性確保に対する法的な措置も講じられてきた。特に,原子力施設を設置する際には,原子力委員会が,設置する場所の地質,地形,気象などの自然条件,人口分布などの社会的条件,原子炉の工学的安全性,平常運転時の被ばく評価,事故時の災害評価について,事前に安全性に関する評価を行っている。

一方,運転開始後は,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まわっていることを確認するためモニタリングが実施されている。

原子力に係る安全性研究については,日本原子力研究所,動力炉・核燃料開発事業団及び放射線医学総合研究所をはじめとする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,日本原子力研究所において,主として原子炉の重大事故及び想定事故時の安全評価の実証的研究を行っており,昭和50年度には,引き続き軽水炉冷却材喪失事故時の非常用炉心冷却装置の効果に関する実験研究を行った。原子炉異常出力上昇時の安全性評価については,原子炉安全性研究炉(NSRR:Nuclear Safety Research Reactor)が昭和50年6月,臨界に達し,各種試験を行った。

このほか,実用軽水炉燃料の安全性評価のための照射後試験施設の建設を昭和49年度より行っている。

原子力施設から環境へ放出される放射性物質の安全問題については,実用可能な限り放出量の低減化を図るため回収技術の研究開発及び低レベル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,法令に定める限度を十分下回るよう努力がなされている。更に,このような低レベルの放射線の長期にわたる被ばくの人体に及ぼす影響に関し,「環境放射線による被ばく線量の推定」と「低レベル放射線の人体に対する危険度」を主な調査研究テーマとして,放射線医学総合研究所を中心として研究が行われている。

原子力施設から発生す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,処理処分体制の整備のための調査を行うとともに,アスファルト固化に関する研究,新固型化材料に関する研究開発が行われている。また,試験的海洋処分の見通しを得るため海洋調査も行われた。


(2) 新型動力炉の研究開発

軽水炉の在来型は,天然ウラン燃料の持つエネルギーの1〜2%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点で大きな期待がかけられているのは高速増殖炉である。この炉は,在来型炉がウラン235などの核分裂によって生じる高速中性子を軽水などにより減速するのに対して,減速過程を経ないで核分裂反応を続けるもので,有効に利用できる中性子が多いため,核分裂を起こさないウラン238を核分裂性のプルトニウムに効率的に変えることができ,使った燃料以上の燃料が生成される。この高速増殖炉による燃料の有効利用により,天然ウランの持つエネルギーの60〜80%を活用できる。

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中間段階として,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・核燃料開発事業団を中心にその研究開発が進められている。

高速増殖炉については,昭和51年臨界を目標に大洗工学センターに高速実験炉「常陽」 (目標熱出力10万kw)の建設を進めるとともに,原型炉「もんじゅ」 (電気出力30万kw)の建設に必要な関連研究開発などを進めている。

この研究開発の主なものとして,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,安全性試験などがある。

新型転換炉については,昭和52年臨界を目標に,福井県敦賀市に原型炉「ふげん」(重水減速軽水冷却型,目標電気出力20万kw)の建設を進めている。


(3) 核燃料の確保

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,当面,短期,長期の購入契約による確保を図るとともに,将来は所要量の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いる。昭和50年度においては,動力炉・核燃料開発事業団が,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鉱床調査を行った。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,我が国の原子力発電によるエネルギーの安定確保のために濃縮ウランの供給確保も重要な課題となっている。このため我が国は,アメリカとの原子力協力協定による供給確保に努めるほか,フランスからも購入する契約を締結している。

更に,供給源の多角化を図るため,国際濃縮計画への参加の可能性について検討を行っている。また,濃縮ウランの究極的安定確保を図るため,昭和60年までに,我が国において国際競争力のあ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50年度においては,動力炉・核燃料開発事業団を中心に,遠心分離機の標準化,高性能化などの開発を進めるとともにカスケード試験装置による試験を行った。

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もとに,動力炉・核燃料開発事業団において年間処理能力210トンの再処理工場の建設が茨城県東海村において進められ,昭和49年度には建設工事を終丁した後,化学薬品を用いた化学試験を終え,その後,所要の許可,手続を経た後,昭和50年9月から天然ウラン及び劣化ウランを用いたウラン試験を開始した。


(4) 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。また,高い安全性が見込まれることから立地上の制約が大幅に緩和されるとともに,定常時の放射性廃棄物処理の問題もなくその実現が期待される。

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,日本原子力研究所を中心として研究開発を推進してきたが,昭和47年4月,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)は,既に高温プラズマの閉じ込めについて顕著な成果を収めている。昭和50年度にはJFT-2及び高安定化磁場装置(JFT-2a)による研究を前年度に引き続き行うとともに,第2段階の主要計画であるトカマク型の臨界プラズマ試験装置(JT-60)の詳細設計について検討を行った。

また,工業技術院電子技術総合研究所では,スクリュー・ピンチ装置(T PE-1)及びその改良型(TPE-1a)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ている。


(5) 原子炉の多目的利用

現在のところ原子炉は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・ガス・プロセス・ヒート又はプロセス蒸気などの形で,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,イギリスのコルダーホール原子力発電所からウイズケール工場へのプロセス蒸気の供給,ソ連のシ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が,更に,将来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,昭和50年度には実験炉(熱出力5万kw)の概念設計を行うとともに,燃料材料の開発,安全性の研究,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進めた。また,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。


(6) 原子力船

船舶の推進力として原子力の適合性を実証する目的で,ソ連の砕氷船レーニン号,アメリカの貨物船サバンナ号,西ドイツの鉱石運搬船オット・ハーン号の3隻が建造されている。

我が国においても「原子力第1船開発基本計画」に基づき,原子力船の運転経験を得るとともに乗組員の養成を行うことを目的として,原子力第1船「むつ」の建造及び定係港施設の工事を終了し,昭和49年8月,「むつ」の出力上昇試験を開始したが,同年9月,放射線漏れが起きたため試験を中断している。

政府は,昭和49年10月,「むつ」放射線漏れ問題調査委員会を設け,「むつ」の放射線漏れの原因,「むつ」開発体制のあり方などについて調査,検討を行った。また原子力委員会においても,昭和50年3月原子力船懇談会を設け,「むつ」の今後の措置,我が国における原子力船開発のあり方などについて検討を行った。政府はこれらの検討結果を尊重し,「むつ」開発を今後とも推進することとし,昭和51年1月,昭和51年3月31日で廃止するものとされている日本原子力船開発事業団法の存続期間を10年間延長する改正法案を第77回国会に提出したが,現在,継続審議になっている。

また,「むつ」の開発を進めるためには「むつ」の遮蔽改修を行うことはもちろん安全性総点検を行うこととしているが,政府は,昭和51年2月,佐世保港において「むつ」の総点検・改修を行えるよう,長崎県知事及び佐世保市長に検討方協力を依頼し,現在,長崎県及び佐世保市において「むつ」の安全性などを中心に検討が行われているところである。


(7) 原子力行政体制

政府は,原子力安全に関する行政の責任体制を明確にするため,昭和50年度に科学技術庁に原子力安全局を新設することとし,科学技術庁設置法改正案を提出し,第76国会で成立した。これにより昭和51年1月16日,原子力安全局が設置された。

第3-2-22表 主要国の原子力開発予算の推移

一方,原子力行政の基本的な在り方については,昭和50年2月設置された内閣総理大臣の私的諮問機関である原子力行政懇談会において検討が行われ,50年12月中間とりまとめが,51年7月最終意見が提出された。これは,現行の原子力委員会を2分し,新たに原子力安全委員会を設けること,安全規制の面では,実用段階に達した発電所等事業に関するものは通商産業省,船については運輸省,研究開発段階にあるもの及び研究施設については科学技術庁がそれぞれ一貫して担当すること及び公開ヒヤリングを行うことを主な内容とするものである。現在この意見をうけて,関係省庁でその具体化について検討が進められている。

なお, 第3-2-22表 に主要国の原子力開発予算を示す。


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