1985 1995 2005
1965 1975
・日本原子力研究所発足
・東海研究所設置
・我が国初の原子炉JRR-1臨界
・JRR-2臨界
・JRR-3臨界
・我が国初の原子力発電に成功JPDR
・JRR-4臨界
・NSRR（原子炉安全性研究炉）臨界
・RFEF（燃料試験施設）完成
・タンデム加速器完成
・WASTEF（廃棄物安全試験施設）完成
・JRR-3改造炉臨界
・NUCEF（燃料サイクル安全工学研究施設）完成
（STACY,TRACY,BECKY（バックエンド研究施設））
・高減容処理施設完成
1956 2015
JRR-1
NUCEF
WASTEF
原子力科学研究所の沿革
2017
原子力研究開発を支える重要な施設を安全に運転・維持管理・利用するとと
もに、使命を終えた施設の廃止措置を実施し、社会に役立つ研究成果を創出
先端基礎科学 軽水炉安全性向上 福島事故復旧 分離変換技術 廃棄物処理処分 一般産業応用
原子力基礎工学研究
安全研究
先端基礎研究
中性子ビーム利用研究
原子力科学研究所の活動概要
東電福島第一
原発事故復旧
原子力研究開発を支える重要な施設
試験研究炉・臨界実験装置
JRR-3 （中性子ビームを利用した研究）
NSRR （原子炉の安全研究）
STACY （燃料デブリの臨界特性研究）
核燃料物質使用施設
燃料試験施設（RFEF）
バックエンド研究施設（BECKY）
廃棄物安全試験施設（WASTEF）
加速器
タンデム加速器
J-PARC
NSRR
JRR-3
試験研究炉
核分裂連鎖反応で発生した中性子を実験・研究等に利用
使用の目的に応じた様々な型式、その性能も様々
実用発電炉
核分裂連鎖反応により発生した熱エネルギーを利用
項 目 研究炉（JRR-3） 実用発電炉（BWR)
目的 研究・開発 発電
熱出力 2万kW（20 MW） 330万kW（3,300 MW）
ウランの装荷量 0.014 t 132 t
運転中の冷却水温度
約42℃ 約285℃
運転中の圧力 大気圧 約70気圧
停止後の冷却 30秒間の強制冷却後
自然循環で除熱 長期間の冷却が必要
試験研究炉と実用発電炉
熱出力、燃料型式、冷却方式が多種・多様
新規制基準では要求事項の基本的な部分を規定
要求する設計の詳細や炉型に固有の内容は個別審査で整理・確認
出力レベルに応じた要求
中高出力炉： 熱出力 500 kW 以上 50 MW 以下の水冷却型研究炉
- JRR-3
低出力炉： 熱出力 500 kW 未満の水冷却型研究炉及び臨界実験装置
- NSRR、STACY
設計基準事故に加えて考慮すべき事故（BDBA）
試験研究炉の新規制基準の考え方
地震対策
新規制基準への対応状況
（1/5）
主な内容
対応状況
JRR-3 NSRR STACY
• 耐震重要度分類の見直し •Ｓクラス •Bクラス •Bクラス
• 最新の知見による基準地震動
の見直し
•基準地震動
の策定必要
•最大加速度
386ガル
⇒820ガル
•基準地震動
の策定不要
•基準地震動
の策定不要
津波対策
新規制基準への対応状況
（2/5）
主な内容
対応状況
JRR-3 NSRR STACY
• 最大クラスの津波を想定
•最大の想定
津波 15 m
（基準津波に
相当）
•最大の想定
津波 6 m
（茨城沿岸に
想定される
L2津波）
•最大の想定
津波 6 m
（茨城沿岸に
想定される
L2津波）
• 想定の津波は遡上しないこと、
また万一水没しても被ばくリス
クは小さいこと
•影響しない •影響しない •影響しない
外部事象（自然現象）
新規制基準への対応状況
（3/5）
主な内容
対応状況
JRR-3 NSRR STACY
• 過去の火山の影響を評価 •審査中
•最大の想定
降灰量
16 cm
（過去の記録
を基に設定）
•最大の想定
降灰量
16 cm
（過去の記録
を基に設定）
• 設計竜巻を設定 •審査中
•設計竜巻
49 m/s
（敷地・周辺の
過去の記録を
基に設定）
•設計竜巻
49 m/s
（敷地・周辺の
過去の記録を
基に設定）
外部事象（外部人的事象）
新規制基準への対応状況
（4/5）
主な内容
対応状況
JRR-3 NSRR STACY
• 航空機落下確率を評価し、
判断基準（10-7
回/炉・年）と
比較
•6.1×10-8
•7.6×10-9
•3.6×10-8
• 近隣工場等の火災影響を評価
し、建家表面温度が許容温度
（200℃）以下であること
評価対象
• 原科研中央変電所
• 核燃料サイクル工学研究所
• 常陸那珂火力発電所
• 日立オイルターミナル及び日立油槽所
• ガスタンクの爆発時の影響を 評価対象
設計基準事故に加えて考慮すべき事故（BDBA）
新規制基準への対応状況
（5/5）
主な内容
対応状況
JRR-3 NSRR STACY
• 設計基準事故より発生頻度は
低いが、敷地周辺の公衆に対
して過度の放射線被ばくを与
えるおそれのある事故につい
ての評価及び対策
• 基準地震動
を超える地震
によるスクラ
ム失敗事象
• 炉心流路閉
塞による炉
心冷却機能
の喪失事象
• 基準地震動
を超える地震
による冠水
維持機能の
喪失事象
• 低出力炉で
あるため、
評価不要
• 低出力炉で
あるため、
評価不要
工事
検査 運転再開
運転再開までの流れ
国の安全審査
①設置変更許可
②保安規定
③設計及び工事の方法
申請 許可
申請 認可
申請 認可
④工事 ⑤使用前検査
⑥施設定期検査
合格
合格
補正 申請
申請
世界トップレベルの高性能研究炉
初臨界： 昭和37年9月
改造炉臨界： 平成2年3月
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
中性子照射
医療・工業用放射性同位元素の製造
シリコン半導体の製造
JRR-3の特徴・役割
（1/2）
幅広い科学技術
の発展と産業応用への貢献
中性子の物質に対する透過力
水素をはじめとする軽元素識別能力
研究活動を通じた
原子力人材の育成
大学、民間、国公立機関の研究者
特に次世代の原子力を担う学生の育成
産業利用
による社会貢献
医療用及び工業用アイソトープの製造
大電力向けの半導体用シリコンの製造
供用施設
として柔軟な利用者支援
メタンハイドレートの結晶構造
JRR-3の特徴・役割
（2/2）
工事
検査 運転再開
JRR-3の運転再開までの取組み
国の安全審査
①設置変更許可
②保安規定
③設計及び工事の方法
申請 許可
認可
申請 認可
④耐震補強工事 ⑤使用前検査
⑥施設定期検査
合格
合格
補正 申請
申請
補正
H26.9 H29.7
申請
NSRRの特徴・役割
（1/2）
原子炉安全性研究炉
初臨界： 昭和50年6月
最大出力： 23,000 MW （パルス運転）
300 kW （定出力運転）
原子炉プール水の自然循環のみで冷却可能
（運転に強制冷却不要）
反応度事故時の燃料挙動
実際に発電炉で使用されている燃料を用いて模擬実験
燃料が破損する限界や燃料破損がもたらす影響の解明
国の規制判断に必要な技術的根拠を整備拡充
NSRRの特徴・役割
（2/2）
過酷な事故条件下での燃料挙動の解明
東電福島第一原発事故のような冷却材喪失事故の模擬実験
燃料溶融等に伴う燃料棒形状喪失開始条件の把握
燃料溶融進展挙動の評価
解析コードの検証や評価精度向上
人材育成のための運転訓練実習
原子力に携わる人材、広範な科学技術系人材
大学院生を対象とした炉物理実験の様子
工事
検査 運転再開
NSRRの運転再開までの取組み
国の安全審査
①設置変更許可
②保安規定
③設計及び工事の方法
申請 許可
④工事 ⑤使用前検査
⑥施設定期検査
合格
合格
補正 申請
申請
H27.3 H29.7
④二重化配線分離工事
申請 認可
申請認可
STACYの特徴・役割
溶液燃料
を用いる臨界実験装置
初臨界： 平成7年2月
最大出力： 200 W
再処理施設などでの溶液燃料の臨界安全に係るデータベースの構築
固体燃料
を用いる臨界実験装置への更新
平成23年2月に設置変更許可申請
ウラン棒状燃料を格子状に配列
水（軽水）の給水で臨界
多様化する研究ニーズに応える ウラン棒状燃料
安全板駆動装置
（中性子吸収材）
軽水
- 燃料デブリの臨界特性評価
- 原子炉施設及び核燃料サイクル施設
に係る臨界基礎データ取得
- 原子炉運転に関する教育訓練 更新炉心タンク（開放型）
180 cmφ×190 cmh
工事
検査 運転再開
STACYの運転再開までの取組み
国の安全審査
①設置変更許可
②保安規定
③設計及び工事の方法
申請 許可
申請 認可
申請 認可
④解体撤去工事
更新工事
⑤使用前検査
⑥施設定期検査
合格
合格
補正 申請
申請
補正
H23.2 H29.7
補正 補正補正
補正
補正
