基本的には、助成を受けた06年度の活動とそれを引き継いだ07年度の活動を基盤とするものである。07.7.16中越沖地震の発生によって柏崎刈羽原子力発電所が設計を大幅に上回る地震動を受け、様々な障害に見舞われた。それによって原発老朽化の課題は、新たな局面を迎えた。

運転開始から30年を経た原発に対しては、10年ごとに実施されている定期安全レビューにあわせて高経年化に係わる技術評価とそれに基づく長期保全計画を策定することが事業者に義務付けられている。現在までに14炉の原発の高経年化技術評価報告書が国に対して提出されている。その批判的検討の作業にとって、地震時の原発の挙動に注目することが必要になっている。

当研究会は06年度に、炉内構造材料ステンレスの応力腐食割れ(SCC)、再循環系配管のひび割れ、圧力容器の加圧熱衝撃(PTS)、炉心材料の中性子照射脆化などの諸課題を掘り下げてきた。さらに、各原子炉が認可時に準拠した技術基準を総合的に明らかにするべく、データベースの枠組みとなるフォーマットを作成した。このフォーマットに内容を書き込む作業を進めるに当って、原子力安全委員会が1981年に決定した「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」以前に申請・認可された原発の問題点、さらに2006年10月に改定された新指針自体の問題点を明らかにする必要にも迫られている。