原子力発電施設等の安全性に関する地元住民の不安を解消し，立地の円滑化に資するため，原子方発電施設等の安全性実証試験が電源開発促進対策特別会計の委託費により実施されている。

　軽水炉に係る安全性実証試験については原研等で実施されている。

　原研では，２件の実証試験が実施されている。

(1)　配管信頼性実証試験

　昭和50年度より試験装置の整備が開始され，昭和52年度より配管が瞬時破断を起こさないことを実証するための不安定破壊試験等が継続されている。

(2)　大型再冠水効果実証試験

　実規模の約５分の１大型円筒炉心を用いて，冷却材喪失事故時に作動する緊急炉心冷却系の炉心冷却効果を実証するもので，昭和53年度末より試験が実施されている。また，二次元的な炉心冷却効果等を調べるための平板炉心再冠水試験装置については，昭和55年度より試験が実施されている。この実証試験は，日本，米国及び西ドイツの３国間の共同研究として行われており，我が国は，円筒状炉心及び平板状炉心の再冠水試験，西ドイツは，上部プレナム試験を担当，米国はこれらを行うために必要な計測機器の開発及び計算コードの提供を行っている。

(財)原子力工学試験センターでは，５件の実証試験が実施されている。

(1)　原子力発電施設耐震信頼性実証試験

　原子炉格納容器，一次冷却設備等の重要な大型設備について耐震安全性，信頼性を実証するものであり，昭和62年度は，ＢＷＲ炉内構造物について前年度の耐震実証試験に基づく総合評価を行い試験を終わるとともに，ＢＷＲ原子炉格納容器，ＰＷＲ一次冷却設備試験体の振動試験を行った。またＰＷＲ原子炉圧力容器の試験体の製作及び非常用ディーゼル発電機システム試験体の設計を行った。

(2)　燃料集合体信頼性実証試験

　燃料集合体の安全性，信頼性を実証するものであり，昭和62年度は最大熱負荷試験については，試験設備の製作（ＰＷＲ）を完了し，試運転（ＰＷＲ）を実施した。

　管群ボイド試験については，基礎設計（ＢＷＲ．ＰＷＲ）及び詳細設計（ＢＷＲ）を実証し，設備製作（ＢＷＲ）に着手した。

(3)　溶接部等熱影響部信頼性実証試験

　配管及び炉内構造物の応力腐食割れ等について，その発生原因の確認，対策方法の有効性等，供用期間中検査についてその検査機器及び検査技術の信頼性並びに炭素鋼配管，原子炉格納容器の信頼性を実証するものである。このうち，応力腐食割れ試験については昭和58年度に終了し，供用期間中検査実証試験についても昭和61年度に全ての試験を終了した。

　昭和62年度は，炭素鋼配管信頼性実証試験は，試験体並びに試験装置の製作，材料特性試験等を行った。

　原子炉格納容器信頼性実証試験は，試験計画を作成し，試験装置の製作に一部着手した。

(4)　電気計装品信頼性実証試験

　原子力発電プラントで使われている電気計装機器のうち重要なものについて，プラント事故時の苛酷な条件下でも正常に作動することを実証するものであり，昭和56年度から行っており，昭和61年度は試験体の製作を行い，ソフトロジック機器に関する実証試験に着手した。

(5)　実用原子力発電施設安全性実証解析

　各種事故，地震等の問題について，国が独自の解析コードを用いて安全解析を行い，また事故・故障について分析・評価を行うことにより原子力発電所の安全性を実証するものであり，昭和59年度から行われている。

(財)発電設備技術検査協会では次のような実証試験が実施されている。

(1)　溶接部等熱影響信頼性実証試験

　ＰＷＲの配管及び炉内構造物の応力腐食割れの対策等を実証する試験が昭和55年度から57年度にかけて実施された。また，原子炉圧力容器の加圧熱衝撃について中性子照射を受けた原子炉圧力容器の信頼性を実施する試験が昭和58年度から行っており，62年度は，試験体並びに試験装置の設計・製作及び試験を実施した。

　(財)原子力安全技術センターでは，新型動力炉の機器，部材等の寿命信頼性，健全性を実証するため，新型動力炉原型炉機器等寿命信頼性等実証試験が行われており，昭和62年度は，試験装置の設計等が行われた。

　(財)電力中央研究所では，使用済燃料輸送容器についてその安全性，信頼性を実証するため，使用済燃料輸送容器信頼性実証試験が行われており，昭和62年度には100トン級規模の試験用容器を用いた耐火試験及びその結果の解析評価を行うとともに，実証試験で検証された解析手法を用いて現用輸送客器の評価が行われた。また，これまでに実施された実証試験の成果を総合的にとりまとめた。さらに，返還廃棄物の輸送容器等についてその安全性を実証するため，放射性廃棄物輸送容器等安全性実証試験が行われており，昭和62年度には，収納物となる高レベルガラス固化体廃棄物の模擬体を用いた変形特性試験及び熱特性試験が行われた。

　また，(財)工業開発研究所と共同で次の実証試験を行っている。

・溶接部等熱影響部信頼性実証試験

　供用中原子力発電所に対し，系統除染を実施しても，配管・機器，特にその溶接部熱影響部において局所腐食等の影響を受けず，炉の運用上支障のないことを実証する試験を昭和61年度から行っており，昭和62年度は除染方法の評価・検討，一次系放射能の評価・解析及び信頼性実証試験の設備の設計・製作を実施した。

　核燃料施設については，昭和55年度から動燃の再処理施設に設けられるステンレス鋼製の酸回収蒸発缶及び濃縮ウラン溶解槽について，その耐食性を確認するため，再処理施設耐食安全性実証試験が行われて，模擬試験装置の運転，解体検査等を行い，昭和62年度に終了した。また昭和63年度からは，チタン合金製の酸回収蒸発缶について，その耐食性を確認するため，再処理施設耐食安全性実証試験が実施されている。

　さらに，原研等では，再処理施設の換気設備に関する安全性実証試験が行われており，このうち再処理施設の排気フィルターが曝される種々の苛酷条件及び事故条件下においても，所要の性能を有することを確認するための再処理施設排気フィルター安全性実証試験については，昭和61年度で終了した。また，昭和61年度から，プラントの火災に伴う爆発的な急激燃焼事故等が発生してもセル換気系の健全性が維持されることを実証する再処理施設セル換気系安全性実証試験が行われており，さらに，昭和62年度からは，ガス状放射性物質の処理系のうちのオフガス吸着系が，安全審査で評価した性能を満足し放射性物質の放出が有効に防止されていることを実証するための再処理施設オフガス吸着系安全性実証試験が実施されている。

　また，昭和60年度から実施されてきた，地震時におけるプルトニウム取扱施設等のグローブボックスの安全性を確認するためのグローブボックス耐震安全性実証試験は62年度で終了した。

　昭和60年度から，再処理施設における各機器の臨界安全上の裕度が十分であること及び万一臨界事故が発生した場合においても発生する放射性物質に対するとじ込め機能が十分維持されることを確認するために、再処理施設臨界安全性実証試験が行われており，昭和63年度には実証試験装置のモックアップ試験，設計製作等が実施されている。

　この他，再処理施設の安全性について重要な事項を選定して，国自ら開発，あるいはすでに公開されている解析コードを用いて安全解析を行って再処理施設の安全性を実証する再処理施設安全性実証解析が，昭和61年度から行われているとともに，再処理施設等で発生した事故・故障等について，原因調査分析や安全対策等の分析評価を行って再処理施設の安全性を実証する再処理施設安全性実証事故評価が，昭和62年度から行われている。