御説明資料

原子力科学研究所の概要
令和４年５月２７日
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
原子力科学研究所

茨城地区の研究開発拠点（職員数はR5.4.1時点）

原子力科学研究所（943人）
福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた研究、原子力基礎・基盤研究、先端基礎研究、物質科学研究、原子力安全研究、バックエンド研究

J-PARCｾﾝﾀｰ（116人）

核燃料サイクル工学研究所（613人）
本部（289人）
法人の運営管理、事業推進に係る中核的機能（機能の一部は各地区に駐在として配置）

福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた研究
再処理技術開発
プルトニウム燃料製造技術開発
放射性廃棄物処理・処分技術研究開発

大洗研究所（486人）
福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた研究
高速炉サイクル技術に関する研究開発
高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発等

1原子力科学研究所概要
N

原子力科学研究所
敷地面積 約200万㎡

廃棄物処理場
(北地区)
ＮＳＲＲ
NUCEF
（STACY,TRACY,BECKY）

廃棄物処理場

現在地

JRR-3

2

原子力科学研究所概要
 福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた研究活動
 我が国の原子力利用と科学技術を支える研究活動
・原子力安全研究、核不拡散・核セキュリティに資する活動
・原子力基礎・基盤研究
・先端原子力科学研究
・物質科学研究・大型研究施設の運転及び関連する技術開発
・施設等の廃止措置、放射性廃棄物の処理・処分及び関連する技術開発

原子力分野の人材育成
原子力人材育成センター
研究開発の基盤である施設群

・研究炉（JRR-3、NSRR）
・臨界実験装置（STACY）
・加速器施設（J-PARC、タンデム）・核燃料物質使用施設（RFEF、WASTEF、BECKY）
・スーパーコンピュータ
3

原子力科学研究所内の主な施設
研究炉

JRR-3（中性子ビーム利用、照射利用）
NSRR；原子炉安全性研究炉（安全研究）

臨界実験装置STACY；定常臨界実験装置（安全研究）

核燃料物質
使用施設

燃料試験施設、WASTEF、NUCEF（BECKY）
第4研究棟

加速器・RI施設

JRR-3

NSRR

BECKY

J-PARC、タンデム加速器（先端基礎研究）
FRS（放射線管理：放射線校正場）

大型コールド CIGMA；大型格納容器実験装置（安全研究）
LSTF；大型非定常試験装置（安全研究）施設
廃棄物処理施設

高減容処理施設（解体分別保管棟、減容処理棟）

スーパー
コンピュータHPE SGI 8600（処理能力（理論） ： 12.6PFLOPS）

燃料試験施設

CIGMA

LSTF

減容処理棟
スーパーコンピュータ

4燃料サイクル安全工学研究施設（NUCEF）
燃料サイクル安全工学研究施設（NUCEF）は、STACY施設、TRACY施設、バックエンド研究施設から成り、臨界安全研究、再処理、廃棄物処分等に関する研究を進めるとともに、産業界、関連研究機関、大学、IAEAなどと協力して、国内外の情報の共有・普及と人材の育成を図っている。

 STACY施設
溶液燃料を用いる臨界実験装置 から 固体燃料を用いる臨界実験装置へ改造⇒ STACY固体系装置への改造に係る変更申請（H23.2申請、H30.1許可）

 TRACY施設
TRACY施設の廃止措置⇒ TRACY廃止措置計画の認可申請（H27.3申請、 H29.6認可、
R2.6変更申請、R3.6認可）

 バックエンド研究施設（BECKY）⇒ 空気雰囲気コンクリートセル及び不活性雰囲気鉄セルによるホット試験⇒ グローブボックス（30基）及びフード（20基）によるホット試験⇒ 研究部門が行う研究を支援（研究テーマ：分離プロセス、TRU高温化学、放射性廃棄物処分、アクティブ中性子非破壊測定）

NUCEF
使用施設

原子炉施設

BECKY

STACY
TRACY
5放射性廃棄物処理場
主な計画【 ドラム缶の健全性確認】

解体分別保管棟又は減容処理棟

保管体取出装置 (上屋)補修)

健 全詰替え又はドラム缶ごと新しい容器に収納

保管廃棄施設ピ(ット、倉庫式

封軽微なさび

湿潤な状態の廃棄物の有無の確認

著しいさび

養生又は運搬容器へ収納

開

ドラム缶の点検

ドラム缶取出し保管廃棄施設（ピット）

・放射性廃棄物処理場については、新規制基準に基づく「原子炉設置変更許可」、「設計及び工事の計画の認可」対応
並びに建家の耐震補強工事等を実施し、早期の適合性確認を目指す。
・長期に亘って放射性廃棄物を保管廃棄している保管体（ドラム缶）の健全性確認（令和５年度完了目標）などを計画的に進める。（令和４年度計画 優先度区分Ａ：3,565本 優先度区
分Ｂ：4,870本）
・高減容処理施設については、前処理及び高圧圧縮処理により放射性廃棄物の減容を実施する。（令和４年度計画 約500本処理予定）
・日本アイソトープ協会から受託して保管している廃棄物については、平成２５年度から開始した同協会への返却を継続する。（令和４年度計画 1,091本返却予定）※ドラム缶は倉庫式のみ

優先度区分Ａのドラム缶の健全性確認作業フロー【 放射性廃棄物の減容 】
保管廃棄施設・Ｌ (ピット近傍)
空気を浄化

軽微なさび
健

補 修

全保管廃棄施設（倉庫式）

高圧圧縮装置（2000トンプレス）

処理前後の廃棄物（約1/3～1/4に減容）※

ドラム缶の点検排気筒へドラム缶取出し

保管廃棄施設（ピット）

ルタ
油圧ユニット※著しいさびが確認されたドラム缶は容器ごと新しい容器に収納する。

優先度区分Ｂのドラム缶の健全性確認作業フロー

6

原子炉設置変更許可申請に係る施設


原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場については、第２廃棄物処理棟の液体廃棄物の廃棄施設であるアス
ファルト固化装置等を使用停止とし、第３廃棄物処理棟における受入・処理対象液体廃棄物の放射能濃度を変更する原子炉設置変更許可申請中（令和３年１２月１０日申請、令和４年５月補正申請予定）【第２廃棄物処理棟】
設置年度：昭和55年度
目
的：液体廃棄物の蒸発濃縮・アスファルト固化処理
固体廃棄物の圧縮・封入処理
主要設備：廃液貯槽・Ⅱ－２（使用停止）
蒸発処理装置・Ⅱ （使用停止）
アスファルト固化装置（使用停止）
固体廃棄物処理設備・Ⅱ

建家外観

アスファルト固化装置

中央監視室（操作エリア）

固体廃棄物処理設備・Ⅱ【第３廃棄物処理棟】
設置年度：平成10年度
目
的：液体廃棄物の蒸発濃縮・セメント固化処理
主要設備：廃液貯槽・Ⅰ処理済廃液貯槽
蒸発処理装置・Ⅰ
セメント固化装置

建家外観

蒸発処理装置・Ⅰ（蒸発缶）8セメント固化装置（混錬用ミキサ） セメント固化装置（ドラム詰装置）
7

現地確認ルート

第２、第３廃棄物処理棟
固体廃棄物一時保管棟

ＮＵＣＥＦ（STACY）

北地区

：ＡＭ
：ＰＭ

J-PARC

情報交流棟

8

原子力科学研究所の沿革

参考

S31.6 日本原子力研究所発足
S32.8.27 日本初の原子炉 JRR-1臨界
S35.10 JRR-2臨界
S37.9 JRR-3 臨界S32.7 東海研究所設置

S38.10 日本最初の原子力発電 JPDR臨界
S40.1 JRR-4臨界

S38.4 高崎研究所設置

S42.4 高速炉臨界実験装置 FCA臨界
S50.6 NSRR臨界

S42.4 大洗研究所設置

S54.12 燃料試験施設完成
S57.8 タンデム加速器完成

S54.3 TMI原発事故

S60.5 冷却材喪失事故模擬実験装置LSTF完成

S60.3 日本原子力船研究開発事業団統合

H2.3 JRR-3M(改造炉)臨界H6.6 NUCEF施設完成

S60.4 那珂研究所設置

S61.4 チェルノブイリ原発事故

H13.6 高度環境分析施設 CLEAR完成

H11.9 JCO臨界事故

H15.6 高減容処理施設完成

H14.6 J-PARC建設開始
H20.12 J-PARCセンター
物質・生命科学実験施設 供用開始
H28.4 QST発足（量子ビームの一部と核融合を移管・統合）

H17.10(独)日本原子力研究開発機構発足
H23.3.11東日本大震災
A1

原子力科学研究所の組織
令和4年4月1日現在

原子力科学研究所を主な拠点として活動する組織
監

事

福島

研

究開発部

廃炉環境国際共同研究セ ンター

門

企
理事

長

安 全 研 究 ・ 防 災 支 援 部 門

安事

全企

副 理 事 長理画

原 子 力 科 学 研 究 部 門

原子力科研調究画
学研

整セ調
究ン室
ター整室所

保安管理部

計画管理部

理部

術部

放工

射務線

管
技研 究 炉 加 速 器 技 術 部
臨 界 ホ ッ ト 試 験 技 術 部
バ ッ ク エ ン ド 技 術 部
先 端 基 礎 研 究 セ ン タ ー
原子力基礎工学研究ｾﾝﾀｰ
原子力ｴ ﾈﾙ ｷ ﾞｰ 基盤 連携 ｾﾝ ﾀ ｰ
物 質 科 学 研 究 セ ン タ ー
Ｊ － Ｐ Ａ Ｒ Ｃ セ ン タ ー※高エネルギー加速器研究機構と共同運営

運営管理組織、共通事業 組織
JAEA イ ノ ベ ー シ ョ ン ハ ブ
建設部

システム 計算科学セン ター
原 子 力 人 材 育 成 セ ン タ ー
核不拡散･核ｾｷｭﾘﾃｨ総合支援ｾﾝﾀｰ

A2

継続利用施設

別表１ 施設の集約化・重点化計画 参考－継続利用施設、廃止施設【全原子力施設マップ】－

廃止施設：主要な研究開発施設：廃止措置中/計画中の施設：小規模研究開発施設（維持管理費＜約0.5億円/年）
及び拠点運営のために必要な施設：廃止措置が終了した施設（廃棄物管理、放射線管理等）（施設中長期計画策定（H29.4）以降に廃止措置が終了した施設）：継続利用施設であるが、施設の一部を廃止する施設
令和３年４月１日現在

原科研

継続利用施設（46施設）＊１
核サ研

JRR-3
原子炉施設

原子炉安全性研究炉(NSRR）

大洗研

その他

敦賀

常陽

ふげん

高温工学試験
研究炉(HTTR)

もんじゅ

定常臨界実験装置(STACY)

廃止施設（44施設）＊１（廃止措置中及び計画中のものを含む）＊２
原科研
核サ研
大洗研
高速炉臨界実験装置(FCA)

軽水臨界実験装置(TCA)

過渡臨界実験装置(TRACY)

JRR-2
JRR-4

材料試験炉(ＪＭＴＲ)
重水臨界実験装置（DCA）

その他青)関根施設（むつ）

放射性廃棄物処理場

政
令41条
該
当

核燃料使用施設 政令41条
非該
当燃料試験施設(RFEF)

Pu燃料第一開発室(Pu-1)

ﾊﾞｯｸｴﾝﾄﾞ研究施設(BECKY)Pu燃料第三開発室(Pu-3)

廃棄物安全試験施設(WASTEF)
ホットラボ〈核燃料物質保管部〉

Pu廃棄物処理開発施設（PWTF）
第２Pu廃棄物貯蔵施設（第2PWSF）

M棟

照射装置組立検査施設（IRAF）

人)廃棄物処理施設

高ﾚﾍﾞﾙ放射性物質研究施設(CPF)

Pu研究1棟

照射燃料集合体試
験施設(FMF)

ホットラボ〈解体部〉

J棟

放射性廃棄物処理場の一部

B棟(汚染除去場、液体処理場、圧縮処理施設)

固体廃棄物前処理施設（WDF）

ｳﾗﾝ廃棄物処理施設

Pu廃棄物貯蔵施設（PWSＦ）
東海地区ｳﾗﾝ濃縮施設（焼却施設、UWSF、第2UWSＦ）

ﾀﾝﾃﾞﾑ加速器建家

安全管理棟

安全管理棟

第4研究棟

放射線保健室

放射線管理棟

高度環境分析研究棟

計測機器校正室

環境監視棟

放射線標準施設

Pu燃料第二開発室(Pu-2)

洗濯場

JRR-3実験利用棟（第2棟）

照射材料試験施設(MMF)
第2照射材料試験施設(MMF-2)（核燃部分を廃止）
照射燃料試験施設(AGF)
燃料研究棟人)解体物管理施設（旧製錬所）

ﾊﾞｯｸｴﾝﾄﾞ技術開発建家

応用試験棟

核融合中性子源施設（FNS）建家

燃料製造機器試験室

燃料溶融試験試料保管室(ＮＵＳＦ)青)大湊施設研究棟

JRR-1残存施設人)開発試験棟

再処理特別研究棟
核燃料倉庫人)濃縮工学施設

ＪＭＴＲﾎｯﾄﾗﾎﾞ（第2U貯蔵庫、廃水処理室、廃油保管庫、L棟）

ﾄﾘﾁｳﾑﾌﾟﾛｾｽ研究棟(TPL)人)製錬転換施設

Na分析室

A棟

保障措置技術開発試験室

RI製造棟

ｳﾗﾝ濃縮研究棟
原子炉特研（核燃料使用施設）
東海再処理施設
リスク低減や今後廃止措置に必要な施設等は当面利用する。（ＴＶＦ、処理施設（ＡＡＦ,Ｅ,Ｚ,Ｃ）、貯蔵施設、等）

再処理施設

その他 ﾘﾆｱｯｸ建家 FEL研究棟加工、RI、 大型非定常ﾙｰﾌﾟ実験棟
廃棄物＊１
管理施 第2研究棟
設等
原子炉特研（RI使用施設）

地層処分放射化学研
究施設（QUALITY）

第2照射材料試験施設(MMF-2)（RI使用施設として活用）

廃棄物管理施設東濃)土岐地球年代学研究所人)総合管理棟・校正室

重水
精製建屋

環境ｼﾐｭﾚｰｼｮﾝ実験棟＊１：現時点での施設数（平成２９年４月策定時の継続利用施設数４５施設に、原子炉特研（ＲＩ使用施設）（平成３０年に核燃料使用施設として廃止措置終了後にRI施設として継続)を追加し４６施設となっている。）＊２： 一部の廃止施設は、廃棄物処理や外部ニーズ対応等の活用後に廃止。

人)ｳﾗﾝ濃縮原型ﾌﾟﾗﾝﾄ人） ：人形峠環境技術センター青） ：青森研究開発センター東濃） ：東濃地科学センター

A3

試験研究炉運転再開
施設名（運転開始）

NSRR

JRR-3

J-PARC

ﾀﾝﾃﾞﾑ加速器

NUCEF(STACY)

原子力科学研究所
J-PARCは高エネルギー加速器研究機構（KEK）と共同運営

施設の概要

BL22XU
BL23SU

BL22XU

播磨地区

常陽
大洗研究開発センター

再開時期
（予定）
令和３年７月再開（H10.11）

多様な産業利用が見込まれる
高温ガス炉

STACY
（H7.2）

臨界安全研究のための臨界実験装置

旧JRR-3（S37.9）JRR-3（H2.3）

炉心内での照射実験と炉心外での中性子ビーム利用実験

常陽（S52.4）

我が国初の高速増殖炉の実験炉

NSRR（S50.6）

原子炉暴走事故（反応度事故）を模擬したパルス運転

タンデム加速器（S57.4）

世界有数の大型静電加速器

稼働中

J-PARC（H20.4）

世界最大強度のパルス中性子源を有する大強度陽子加速器施設

稼働中

SPring-8（H9.10）

世界最高性能の放射光を生み出すことができる大型放射光施設

稼働中

HTTR

HTTR
SPring-8
ﾋﾞｰﾑﾗｲﾝ

参考稼働中
令和４年度
平成30年1月
設置変更許可令和３年２月再開

稼働中
設置変更許可審査中
令和２年３月
再開

稼働中

A4JRR-3（研究用原子炉）
世界トップレベルの高性能研究炉として中性子ビーム実験（中性子ラジオグラフィ、中性子散乱実験、即発ガンマ線分析）や中性子照射（ラジオアイソトープの製造）に利用されています。

昭和３７年
昭和６０年
平成２年３月
令和３年２月参考

国産原子炉として臨界高性能化のための改造工事開始
改造炉臨界
運転再開

上部遮へい体
炉室

原子炉プール

冷中性子源装置
冷却配管
垂直照射設備重水タンク

建家外観

ビームホール

炉心部

一次冷却系配管

水平実験孔

制御棒駆動機構

ＪＲＲ－３の仕様
目型

的式

ビーム実験、燃料材料照射、放射化分析、ＲＩ生産（198Au、192Ir、60Co）等
濃縮ウラン軽水減速冷却プール型

燃料要素

低濃縮ウランシリコンアルミニウム分散型燃料

最大熱出力

２万ｋＷ

最大熱中性子束約 ３×１０18 n/m2・s

炉心の形状等円柱（直径：60cm、高さ：75cm)

運転形態

サイクル運転（26日連続/cy： ６~７cy／年）（外部利用の拡大、成果創出に期待）
例：医療分野への適用拡大
放射性医薬品として核医学の分野で最も多く用いられているテクネチウム-99ｍ（99mTc）の親核種であるモリブデン-99(99Mo)の製造に用いることが可能。
98Mo

99Mo

核医学検査

99mTc

中性子中性子放射化法による99Mo製造

骨シンチグラフィ

A5

ＮＳＲＲ（原子炉安全性研究炉） 参考
 NSRRの目的
 実験燃料棒に高い出力をパルス状に加える運転（パルス運転）を行うことで、原子力発電所の事故時に原子炉内の燃料が破損する条件や破損のメカニズムなどを実験的に研究するための原子炉【NSRRの諸元】
炉 型

濃縮ウラン燃料水素化ジルコニウム減速非均質型原子炉

臨界年月日

昭和50年6月15日

最大熱出力300kW（定出力運転）2,300万kW（パルス運転） （＝23,000MW）

炉心形状・大きさ

円柱型

建家鳥瞰図

・等価直径 約63cm
・有効高さ 約38cm

制御棒

安全棒（2本）、調整棒（6本）、調整用トランジェント棒（1本）、高速トランジェント棒（2本）

燃 料

TRIGA燃料：濃縮ウラン－水素化ジルコニウム合金（U-ZrH）、
ウラン濃縮度約20wt%

冷却材

軽水（自然冷却）

運転形態

短時間の運転（デイリー運転）

今後は、原子炉の反応度事故時の燃料のふるまいを調べる
実験、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の事故のようなシビアアクシデントの際に燃料に生じる変化等を把握するための実験、NSRR運転実習による人材育成等を通して、原子力の更なる安全性向上に貢献します。
また、実験で得られた研究成果を原子力機構の報告書や学術論文として社会に発信するとともに、原子炉施設の安全規制を支援することで、原子力技術の発展に貢献します。

NSRR原子炉プール断面図
A6

定常臨界実験装置（STACY）

参考～炉物理研究・人材育成のための臨界実験装置～
定常臨界実験装置（ＳＴＡＣＹ）（熱出力200W）を、溶液燃料を用いる臨界実験装置から、固体燃料と水減速材を使用する基礎的かつ汎用的な熱中性子体系臨界実験装置へと更新し、研究、実習に幅広く活用
上部機器（原子炉停止装置等）

STACYの多目的活用

・原子炉施設、核燃料サイクル施設の臨界基礎データ収集

研究者

・炉物理教育（人材育成）
格子板

学生・実習者

棒状燃料

産業界等
ＳＴＡＣＹの炉心（イメージ）

炉心タンク（直径1.8m、高さ1.9m）

新規制基準対応状況
 設置変更許可：平成30年1月取得
 更新工事：平成30年3月着工
 設工認：８件申請とし、全ての認可を受け、工事に着手済み。
 使用前（事業者）検査：運転開始時にまとめて合格取得予定（令和6年目処）

ＳＴＡＣＹ完成予想図