第41回原子力委員会
参考資料第1号

独立行政法人日本原子力研究開発機構
東海研究開発センター原子力科学研究所
原子炉設俊（変更）許可申請書（完本）

1. 名称及び住所並びに代表者の氏名（名称

独立行政法人日本原子力研究開発機構

住所

茨城県那珂郡東海村村松 4番 地 49

代表者の氏名理事長

関術俊雄

2. 使用の目的
原子炉の名称、ι詞

的JRR‑2

一般研究、材料照射、放射性同位元素の生産、開発研究及び医療照射

J RR…3

一般研究、材料照射、放射性向位元素の生産、開発研究

JRR‑4

一般研究、関発研究、材料照射、教育訓練、放射性同位元素の生産及び医療照射

cA
T c A

版界実験

VHTRC

臨界実験

N SR R

主として原子炉の工学的安全性研究及び教育訓練

STACY

核燃料サイクル施設に係る臨界基礎データの収集

TRACY

核燃料サイクノレ施設に係る臨界過渡現象データの収集

F

臨界実験、教育訓練

ただし、平和の目的に限る。

‑1‑

3.原子炉の型式、熱出力及び基数
原子炉の名称型式

熱 出 カ

JRR‑2 I
濃縮ウラン重水減速垂水冷却非均質型
JRR‑3 I
低濃縮ウラン軽水減速冷却プール型

F C A I
議縮ウラン・プノレトニウム燃料水平二分割型

120M W13,
500 kW

12 kW

1最大cA I議総ウラン・プノレトニウム燃料軽水減速型

VHTRC j
務縮ウラン燃料黒鉛減速水平二分割型
NSRR

10,
000 kW約

JR R 4 I
濃縮ウラン軽水減速冷却スイミングプーノレ裂

T

基数It
盟締ウラン燃料水禁化ジノレコエウム減速非均｜定出カ運転時

200 w

110w

1300 K W

1質型原子炉（スイミングプーノレ円環炉心定出力｜パルス運転持
パルス両用炉）

単一パルス運転時
積分出力〔トランジェント棒再持入開始時まで｝

熱出力30 MW・s
最大 1

23,000M W

台形パノレス運転時積分出カr原子炉停止のための、最大 ll
O MW・s

トランジェント彬又は鰯霊童棒の再挿入開始時まで、あるいは定出カ運転モードへのに切替えまで
熱出力
合成パノレス運転時
積分出力

10M W
最大 ll
O MW・s

原子炉停止のためのー
トランジェント棒又は澗盤棒の再搾入関始時まで、あるいは定出力選転モードへのに切替えまで
熱出カ（繍整棒による運転時）

23,000M W
10M W
200 w

STACY Iウラン・プノレトニウム燃料タンク型

1（定出力型）TRACY i
ウラン溶液燃料タンク型

定出力運転時（定出カ・過渡出力両用型）
合

過渡出カ逮転時

10 kW
5,000M W

19計‑ 2

一一ー敷地境界．．．．．．。閣辺監視区域境界

1NA咋止太寧洋。｝止止ー蜘

第 2図独立行政法人日本原子力研究開発機構東海研究開発センター
原子力科学研究所の全体配置図‑ 22 一6. 原子炉施設の工事計画
STACY施設及びTRACY施設（63安（原規）第409号〉

年度

（昭和）

63

64

6566

項目

原子炉極銭童家（ウラン系施設設備

STACY
TRACY
7ルトニウL
系権設設備

STACY
核燃干物質
ウランプルトニウム

総合機能試験
ウラン系

ι(ST
A
C
Y.T
R
ACY)
プルトニウム系

(ST
A
C
Y.T
R<CY)

67

68

69

70︐︐ηωpo放射性廃棄物の廃楽施設、 FC A施設、 STACY施設及びTRACY施設（ 7安（原規）第353号）

平成（年度〉789項目
放射（性解体分~tJ保管様

廃〈保管室〉iii;
物の廃（解体重）~範設F

c 室化アルミニウム
A 板の製作

口B匝
投s（TA
TC
RY ウラン系
A施 続投設備・C設
Y及施ぴ設

持軍lti'l曹である。
水本変更に係るウラン系施設設備は、 U溶‑ 27ーI0放射性廃棄物の廃棄施設、 STACY施設及び TRACY施段 (11安（原規〉第52号〕

＼で

l2

II

l0

l3

nm N I nm N I H 盟 町

nm町

I4
I nmN建家関係エ事
建放京（滋寄処理鏡〕

l、健！付、l
検査I
製作

軍4

性高圧圧縮袈置

廃

創l
作
、l
据付、検査

E
程物

金属溶融設備の製
I
作、信付｜、検｜査

廃
容貫主設備
E
草 焼却.i施．
唾《会圧縮処理装置りふ廃止の使用箆止s
製作、検査TA ウラノ系

c施 設 設 備 STYR旋A呈！
製作検蕊C&
Yぴ ｜ プ ル ト ニ ウ ム 系
府施設投稿 H設

＊ 本変更に f
平るウラン品施設殺備は.u培技貯憶である ε式本;
j：変更に係るプルトニウム品施設設偶は、Fu溶解槽及び理元婚である＆30 ーSTACY施設及び TRACY施設（ 19誇文科科第3150号）

平成（年度）
項目

19I I
I 皿

N

S T A CY施設及びT R A CY施設

製作、検査

ウラン酸化物燃料貯蔵設備‑ 32 ‑日STACY施設（20諸文科科第2058号）
20

平成（年度）

IIIIlilllN

項目

STACY:Ji
笛交（

使用済ワラン黒鉛混合燃糊宇蔵
設備

仁‑ 33ー原子炉の名称

穏

年間予定使用盤類

STACY ｜溶液燃料・ウラン硝酸水持軍液'"
U淡縮皮
500gU/I以下'"U援を縮度約 10wt%の−淡縮ウランウラン硝酸水溶液燃料("'U濃縮度約 10wt%) ｜については、 T R A C・・・・
約 250kgU Iy と共用する。
・淡縮ウラン（回＇U括提縮度約 4wt%

・プルトニウム硝酸溶液

又は約 6wt%)

目。 Pu同 位 対 比．
・・・
約 500kgU

5wt%以上25wt%以下．劣化ウラン・・・
約 180kgU

プノレトニウム淡度

300gPu/I以下

考溶液燃料

約 4、約6、約 10wt%
U濃度

備．プルトニウム・・・・
約 6
0kgPu

−ウラン硝酸水溶液とプノレトニウム硝重量水溶液の混合溶

液
阻む淡縮皮
劣化ウラン約4、約 6、約 10wt%"'Pu伺｛立対比
5wt%以上25wt%以下

U、pu話器
皮300g (U+Pu)/ I以下プノレトニウム笛化度

100wt%以下
棒状燃料
二酸化ウラン
出u~盤絡度棒状燃料
本数・・・・・約500
本ウラン・・・・・約400kgU

約 5wt%−ウラン硝酸水溶液
2おTRACY

U淡縮度

濃縮ウラン

ウラン硝酸水溶液燃料（＇出 U淡縮度約 10wt%) ｜については、 STACYと共・・・
約 250kgU I用する。

約 10wt%UV.
襲度
500gU/I以下‑ 36 ー

8. 使用済燃料の処分の方法

施設名

処分の方法
使用済燃料は、わが国が原子力の平和利用に関する協力のための協定を締結している函の再処理事業者である英国の BritishNuclearFuelsL
td. 又は米国のエネノレギ

JRR‑2

一省に委託して再処理を行う。淡縮ウランはさ当研究所で引き取るが、プルトニウムは回収しない。
破損燃料等で再処理できないものは、当研究所の廃棄物処理施設に保管廃棄する。
使用済燃料である金属天然ウラン燃料及び二酸化クラン燃料については、国内又はわが国と原子力の平和利用に関する協力のための協定を締結している国の再処理事（JRR‑3

業者に委託して再処理を行うまで、本施設の核燃料物笈貯蔵施設において貯蔵する。
ウラン・アノレミニウム分散型合金燃料及びウランシリコンアノレミニウム分散型合金燃料の使用済燃料については、わが悶が原子力の平和利用に関する協力のための協定を締結している国である米国のエネルギー省に引き渡す。

JRR‑4

使用済燃料は、わが闘が原子力の平和利用に関する協力のための協定を締結している国である米国のエネルギ｝省に引き渡す。

FcA

使用済燃料は、本施設の核燃料物質貯蔵施設において貯蔵する。

TcA

使用済燃料は、木施設の核燃料物質貯l湾施設において貯蔵する。

VHTRC

使用済燃料は、 ST A CY施設の核燃料物笈貯蔵施設において貯蔵する。

NSRR

使用済燃料は、本施設の核燃料物質貯蔵施設において貯蔵する。

STACY

使用済燃料は、本施設の核燃料物笈貯蔵施設において貯蔵する。

TRACY

STACY に同じ。

tヴqd

STACYSTAGYは、ウラン硝酸水溶液燃料、プノレトニワム硝酸水溶液燃料等を用いて臨界及び来臨界データの取得を行い核燃料サイクノレ施設の臨界安全データベースの確立を図ることを目的とする。

TRACY
TRACYは、ワラン硝酸水溶液燃料を用いて臨界超過後の過渡現象等に関する核特性、ソースタームデータの取得を行い、臨界安全データベースの確立を図ることを目的とする。

（l1‑84. 核燃料物質取扱設備及び貯蔵設備

4.I 概 要核燃料物資取扱設備及び貯蔵設備は、 ST A CYで使用する溶液燃料及び棒状燃料、並びに T R A CYで使用する溶液燃料の取扱い及び貯蔵を安全、かっ、確実に行うぢのである。また、核燃料物質取扱設備及び貯蔵設備は、 ST A CY で使用するプルトニウム硝酸水溶液及びウラン硝酸水溶液とプルトニウム硝酸水溶液の混合溶液を調整するためのウラン・プルトニウム混合酸化物の粉末状の燃料、並びにウラン駿化物のぺレット状の燃料、また VHTRC施設から引き渡されたコンパクト型及びディスク型ウラン黒鉛混合燃料の取扱い及び貯蔵も安全、かつ確実に行うものである。
核燃料物質取扱設備は、調整設備、精製設備、供給設備（ I）、供給設備（ Il）、粉末燃料取扱設備、調整附属設備、精製附属設傍及び燃敢補助設備で構成し、核燃料物質貯蔵設備は、供用燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備で構成する。供用燃料貯蔵設
備は、溶液燃料貯蔵設備、棒状燃料貯蔵設備、粉末燃料貯蔵設備及びウラン酸化物燃料貯蔵設備で構成し、使用済燃料貯蔵設備は、使用済ウラン黒鉛混合燃料貯蔵設備で構成する。
ウラン酸化物のペレット状の燃料は、搬入し、 U保管室内のウラン酸化物燃料貯蔵設備にて貯蔵した後、調整附属設備で溶解してウラン硝酸水溶液とし、調整設備経由で溶液燃料貯蔵設備の U溶液貯槽へ移送し、貯蔵する。 ST A CY又は T R A CYで使用するウラン硝酸水溶液は、溶液燃料貯蔵設備で貯蔵するウラン硝酸水溶液を、調整設備により必要な濃度及び組成に調整し、各々供給設備（ I）又は供給設備（ Il)へ移送する。 ST A CY又は T R A CY における運転後のウラン硝酸水溶液は、適宜、調整設備・精製設備へ移送して再調整を行い、再使用するか又は溶液燃料貯蔵設備で貯蔵する。
ウラン・プルトニウム混合酸化物の粉末状の燃料は、搬入後、粉末燃料貯蔵設備のpu保管ピットにて貯蔵する。その後、錦整附属設備で溶解してウラン硝酸水溶液とプルトニウム硝酸水溶液の混合溶液とし、調整設備で濃度調整を行った後、精製設備でウランとプルトニウムの分離・精製を行う。分離・精製したウラン硝酸水溶液とプルトニウム硝酸水溶液は、調盤設備で濃度調整を行った後、溶液燃料貯蔵設備の U溶液貯槽及び P u溶液貯檎へ各々移送し、貯蔵する。 ST A CYで使用するプルトニウ

8‑4‑1』

ム硝酸水溶液は、溶液燃料貯蔵設備で貯蔵するプルトニウム硝酸水溶液を調整設備により必要な濃度及び組成に調整し、供給設備（ I）へ移送する。 ST A CYで使用するウラン硝酸水溶液とプルトニウム硝酸水溶液の混合溶液は、溶液燃料貯蔵設備で貯蔵するウラン硝酸水溶液とプルトニウム硝酸水溶液を調整設備で混合し、必要な濃度及び組成に調整し、供給設備（ I）へ移送する。 ST A CYにおける運転後のプルトニウム硝酸水溶液及びウラン硝酸水溶液とプルトニウム硝酸水溶液の混合溶液は適宜、調整設備・精製設備へ移送して再調整を行い、再使用するか又はウラン硝酸水溶液とプルトニウム硝酸水溶液に分離して溶液燃料貯蔵設備で貯蔵する。なお、ウラン・プルトニウム混合酸化物の粉末状の燃料を受入れ貯蔵する場合、もしくは調整附属設備で溶解し、調整設備、精製設備で調整、精製を行う際にはプルトニウム中に含まれるz•'Am の含有率は 5 wt%以下とする。
棒状燃料は、搬入後、炉室（ s）内の棒状燃料貯蔵設備に貯蔵し、運転目的に応じて ST A CYの炉心内に装荷する。また、運転後の棒状燃料は炉室（ s）内の棒状燃料貯蔵設備に貯蔵する。
V H T RC施設から引き渡された使用済燃料は、搬入後、 U保管室内の使用済ウラン黒鉛混合燃料貯蔵設備に貯蔵する。なお、コンパクト型及びディスク型ウラン黒鉛混合燃料は ST A CY及びTRACYでは使用しない。
.1‑1図に示す。
核燃料物質取扱設備及び貯蔵設備の概略系統を第 44.2 核燃料物質取扱設備
4.2.1 設計方針

核燃料物質取扱設備は、次の設計方針に従い設計する。
(1) 核燃料物質取扱設備は、安全上重要な機器の適切な定期的試験及び検査ができる設計とする。
(2) 核燃料物質取扱設備は、温度変化、化学的変化を考慮しでも ST A CY 又はT R A CYへ供給する溶液燃料の健全性を失うことのない設計とする。
(3) 核燃料物質取扱設備は、溶液燃料等の放射性物質の漏えい防止を十分考慮した設計とする。また、万ーのため適切な漏えい検知を行うとともに、漏えいした溶

8‑4‑2

炉室フード

触主十式液｛立計陸浜主置
安全棒E

炉心タンク支持架合（画定側）

炉心タンク支持架台（椀捌）

第3.ト2図STACY （相互干渉炉心）概要説明図

8‑)
J
I
J!
‑
3‑
36

謝綾田申ト品トムY λ hむと鎚川I‑

図~音量喜主書室~場主図ー可申同III

JM寺〉"("4封<!
a4

むn、J〉

~：－

8−別 1‑3‑37圃ベント用ノズノレ
蝕針式液位計用ノズノレ

安全棒用ノズノレ
安全律用ノズノレ

炉心安ンタ

給排波用ノズノレ

第3.4‑
2図STACY 円筒型炉心タンク概要説明図

8ー別 1‑3‑38

安全棒用ノズノレ

ベント用ノズノレ

安全棒用ノズノレ

触針式液位計用ノズノレ

給排被用ノズル

第3.43
図【STACY平板型炉心タンク概要説明図

8ー別 J‑3 39

安全板用ノズノレ

ペント屑ノズノレ

蝕針式液位計用ノズノレ

炉心主ンタ

給排液府ノズル

第3.44図同STACY非均質体系炉心タンク概要説明図

8‑lJIJJ‑3‑
40置

第 6.1‑
1表l. 反射体

種 類

実験用装荷物の主要仕様(I）水、（ 2）コンクリート、（ 3）ステンレス鋼、(4）ポリエチレン等のいずれか、文はこれらを組合わせて用いる。
構 造

水については、炉心水槽に給水する。上記（ 2）〜（4)については、板状又はブロック状とする。

2. 画定吸収体

種 類(I）ボロン、（ 2）カドミウム、（ 3）ハフニウム、その 他のいずれかの中性子吸収体を含有する金属
i又は合成樹脂材
構 造ン状

ス
レ

テプ系パ

スイ

ト空
イ中ナの一韓首テ当ス相オ間後は被又料
金燃
合用
ム炉ニ軽ウ水

類

コが種

ル径
ジ鋼外

3. ボイド模擬体

棒状文は板状構 造

4. 中性子隔隊体

5. 可動装荷物

ボイド体積率10%以下

種

上記 l の反射体及び 2. の回定吸収体に準ずる。

類

構 造

板状又はブロック状

種 類

検出器、実験用中性子源、放射化試料等

核的制限

反応度価値

0.3ドル以下

反応度添加率3セント／ s以下

8‑
J.
ll
Jl
‑
6‑6