核燃料サイクルや放射性廃棄物に関する安全研究、基礎・基盤研究に用いる臨界実験装置です。
STACY更新炉は、ウラン燃料棒と軽水減速材を用いるタンク形状の臨界実験装置であり、軽水炉の臨界安全性研究を目的としています。基本設計はTCAとほぼ同じで、TCAより多様な実験が可能な施設です。
旧STACYは、溶液燃料を用いるタンク形状の臨界実験装置であり、核燃料再処理施設や他の核燃料サイクル施設で取り扱われる溶液燃料に関する臨界安全性研究を目的とする臨界実験装置です。なお、この装置は、STACY更新炉への改造工事に先立ち、2018年に解体を完了しました。
TRACYは、再処理施設などで取り扱われる溶液燃料の臨界事故時過渡状態に関する研究を目的とするパルス型原子炉です。
TCAは、軽水炉の炉物理及び臨界安全性に関する研究に用いられる臨界実験装置です。
FCAは、我が国唯一の高速炉用臨界実験装置であり、高速炉の核特性の研究を目的とする施設です。
研究用原子炉及びタンデム加速器等の運転、保守及び技術開発。
高レベル放射性物質を取り扱える大型施設を含む11施設の管理。
核燃料サイクルや放射性廃棄物に関する安全研究、基礎・基盤研究。
放射性廃棄物の減容・安定化処理方法、保管方法、保管数量等
放射線及び放射能の管理に必要とされる測定技術等の開発。
原子力施設の保守管理及び省エネの取組み。
安全・衛生全般にわたる管理、事故や災害が起こった場合の監督業務。
使命を終えた施設及び老朽化した施設については、効率的かつ計画的に廃止措置を進めます。
