自主技術の開発

自主技術開発の理念

ATRの開発は、わが国が原子力開発を始めた当初からの希求である“国産動力炉の開発”が具体化したものであり、その基本的な開発方針は昭和38年に原子力委員会が決定した「国産動力炉開発の進め方」で示されました、“設計から建設まで一貫して自主的に開発し、あわせてそれにより国内技術水準の向上をめざす”ものとされました。

一方で、ATRにはプルトニウムを含む核燃料の効率的利用の早期実証を可能にするために、早期実用化に即応しなければならない要求もあり、「ふげん」の開発に当たっては海外技術を有効に吸収する(国産化)ことも必要とされました。

このような中で、“自ら設計、自ら重要機器の技術を確立”、“既存技術は極力利用するが、自ら評価、必要とあれば自ら検証”するといった理念が生まれ、それらは原子力黎明期の多くの人々の心を引き付け、信念として「ふげん」の設計、建設、運転にわたって貫き通されてきました。

これは、「ふげん」プロジェクトがこれまで経験のない大規模な国家プロジェクトで、長期にわたり多額の資金と多数の人材を要するにもかかわらず、産官学の相互協力と多くの人々の積極的な参加を得て、大きな成果を挙げてこられた一因でもあります。

ふげん最後の定検-安全大会

大規模試験施設による試験

大洗工学センターに国内では画期的であった実規模試験施設(重水臨界実験装置、大型熱ループ、コンポーネントテストループ、安全性試験施設)を造り、多くの実験や試験を行い、炉心の核特性や伝熱流動特性、事故時の冷却特性など設計に必要なデータを自ら採取して評価・検証し、独自の設計手法や解析コードを開発しました。

またATR特有の炉心を構成する機器については、試作、試験、改良と地道な作業を積み重ね、性能や信頼性、耐久性を実証するなど、自主開発の理念は具体的な行動として発揮されました。

大洗工学センター

大洗工学センターの全景

重水臨界実験

濃縮ウラン燃料、天然ウラン燃料、プルトニウム燃料による臨界試験を始めとする各種試験を行い、「ふげん」の炉心設計や安全審査に必要なデータを採取しました。

また「ふげん」の運転制御性や炉心特性の解析に使用する解析コードの精度評価などを実施するために多くの貴重なデータを提供しました。

重水臨界実験装置(DCA)全景

流動電熱試験

ここで得られたデータは、「ふげん」の熱設計や燃料集合体設計、熱水力解析コードの開発などに活用され、原子炉熱除去および燃料の伝熱流動特性を解明するとともに、「ふげん」燃料要素の熱的健全性を実証して、その性能の評価を行いました。

14MW大型ループ(HTL)全景

部品機器試験

数年にわたる長時間熱サイクル試験などをコンポーネントテストループで行って「ふげん」炉心の重要部品である燃料集合体、圧力管集合体、シールプラグ等の機器性能と耐久性の実証試験を行いました。

昭和50年頃から、圧力管モニタリング装置の開発や炉外実証試験などが加わりました。

コンポーネントテストループ(CTL)全景

安全性実験

原子炉冷却系破断模擬試験、非常用炉心冷却試験、燃料温度特性に関する安全性試験などを行い、「ふげん」の安全設計の妥当性を実証しました。

また、当時の設計動向を反映して、配管破断検出法の開発、バルーニング燃料(配管破断事故時の燃料被覆管の膨らみ現象)の熱除去試験などが行われました。

非常用炉心冷却系(ECCS)が作動しない場合に想定される燃料外観

非常用炉心冷却系(ECCS)が作動しない場合に想定される燃料外観

主要機器の国産化

当時商業炉では輸入に頼っていた再循環ポンプや逃し安全弁、主蒸気隔離弁など原子炉周りの重要な機器について、国産化に踏み切ったのも自主開発理念の表れでした。

これらの試験や開発は、わが国の研究者や技術者の技量向上と自信につながるとともに、関連機器メーカーの育成を促すこととなりました。

また、実規模で試験する技術・手法等はその後も発展をとげ、国内の同様の大規模試験へも反映されるなどわが国の原子力開発の技術水準向上、産業基盤の底上げと強化に貢献しました。

燃料からの熱をより効果的に冷却材に伝えるために、冷却材を強制循環させるためのポンプです。

再循環ポンプ

下部ヘッダ(炉心に冷却材を分配するための装置)と再循環ポンプをつなぐ配管に設置し、水の逆流を防ぐための弁です。

下部ヘッダー逆止弁

主蒸気管の格納容器貫通部内外に、それぞれ主蒸気隔離弁を設け、主蒸気管の破断を仮定しても、原子炉冷却材が過剰に環境へ放出されないようにするためのものです。

主蒸気隔離弁