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施設名 |
原子炉 |
核燃施設 |
RI施設 |
施設概要 |
解体期間 |
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| 〇 |
我が国における原子力発電の早期実現を期して建設され、1963年10月26日に日本最初の原子力発電に成功した。 1976年に運転を終了するまで原子力開発のパイオニアとして重要な役割を果たした。 |
1986 (S61) |
1995 (H7) |
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高温ガス炉臨界実験装置 |
〇 | 〇 |
高温工学試験研究炉（HTTR）の核設計を検証するために使用された臨界実験装置であり、わが国で初めて被覆粒子燃料コンパクトを用いた原子炉である。 |
2006 (H18) |
2009 (H21) |
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| 〇 | 〇 |
セラミック燃料の特性を研究することを目的に建設され1959年に竣工した。ウラン化合物等の諸性質、熱膨張及び比熱測定等の物性測定、ウラン化合物の分解・還元及びUO2単結晶の製作、試験等が行われた。その後、核融合炉用の固体トリチウム増殖材料の物性測定、トリチウム放出挙動等の研究開発が実施され、原子力技術の進展に貢献した。 |
2007 (H19) |
2008 (H20) |
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○ |
○ |
各種燃料の研究開発施設として建設され、1957年に竣工した。これまで、国産1号炉燃料（金属）の試験研究、窒化物燃料及び高温ガス炉燃料の研究開発、テクネチウム－99を用い、長寿命核分裂生成物の核変換のための試験研究が行われ、原子力技術の進展に貢献した。2001年に施設の運転を停止した。 |
2007 (H19) |
2009 (H21) |
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| ○ | ○ |
フッ化物揮発法による使用済核燃料の乾式再処理技術の確立に寄与することを目的として建設され、1968年に竣工した。プルトニウム酸化物のフッ素化反応、プルトニウムフッ化物の熱加水分解反応等に関する研究が行われ、その後、ラマン分光実験も行われた。また、レーザー照射によるトリチウム分離試験用のトリチウム試料の作成及び分析などが行われ、原子力技術の進展に貢献した。 |
2008 (H20) |
2009 (H21) |
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| ○ | ○ |
再処理に関する試験施設として建設され、1959年に竣工した。酸化物燃料の溶解試験、ウラン・RIの抽出分離試験及び再処理オフガスの処理に関する基礎試験等の試験研究が行われたが、2001年に研究テーマの終了に伴い研究活動を終了した。 |
2008 (H20) |
2009 (H21) |
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| ○ |
1959に竣工した開発試験室の中央部に位置している。レーザー原子法によるウランの濃縮実験などが行われた。2001年に研究テーマの終了に伴い、研究活動を終了した。 |
2008 (H20) |
2009 (H21) |
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| モックアップ試験室建家 | ○ | ○ |
使用済燃料の再処理技術の確立に必要な溶媒抽出法の試験を実施規模の装置で行うことを目的として、1959年に建設された。1969年から2003年までは、教育研修を目的とした原子炉物理実験等に利用された。 |
2010 (H22) |
2014 (H26) |
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| 保障措置技術開発 試験室施設（SGL） |
○ |
昭和59年に核燃料物質使用施設の許可を受けて以来、保障措置技術研究の一環として、六フッ化ウランの濃縮度を測定するための「光吸収濃縮度モニターシステム」の研究開発を行うことを目的として、平成2年3月まで研究開発を行ってきた。 |
2020 (R2) |
2020 (R2) |
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| ウラン濃縮研究棟 | ○ |
1972年に建設され、ウラン濃縮技術開発に関する研究等に用いられた。1998年度にウラン濃縮に関する試験は終了し、2012年度には核燃料物質の搬出等を行い廃止措置に着手した。 |
2019 (R1) |
2019 (R1) |
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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。
