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  国内外の主な試験研究炉および利用情報一覧 

国内外の主な試験研究炉および利用情報の比較(2019年12月現在)
 ※ 利用情報等は変更される場合が有りますので、最新情報はホームページ等でご確認下さい。

   材料照射用原子炉
  〇北米
  〇ヨーロッパ
  〇アジア

   中性子ビーム利用原子炉
  〇北米
  〇ヨーロッパ
  〇アジア・オセアニア(日本・オーストラリア・韓国)
  〇アジア・オセアニア(インド・インドネシア・中国)

材料照射用原子炉(北米)
地域/国名 北米
米国 米国 米国 米国
名前(ホームページ) ATR
Advanced Testting Reactor
HFIR
High Flux Isotope Reactor
MITR-Ⅱ
MIT Nuclear Reactor Laboratory:Home
PULSTAR
炉型 Light water tank Light water tank Light water tank Light water pool
Owner INL ORNL MIT NC Univ
出力 (MW) 250 85 6 1
燃料 93%高濃縮燃料 U3O8-Al cermet 93%高濃縮アルミナイド燃料 4%低濃縮UO2燃料
冷却材 軽水 軽水 軽水 軽水
減速材 軽水 軽水 軽水、重水 軽水
反射体 ベリリウム ベリリウム 重水、グラファイト ベリリウム
制御用吸収体 ハフニウム Eu ボロン、カドミウム カドミウム
最大熱中性子束(n/cm2/s) 1.0E+15 2.1x10E15 3.6E+13 1.0E+13
最大高速中性子束(n/cm2/s) 5.0E+14 1.5x10E15 1.2E+14 1.0E+12
照射孔(in core) 47 37 3 0
照射孔(reflector/pool) 24/36 42 9/0 0/10
Loop試験 6 1 0
Rabbits(core/reflector) 1/0 0/2 0/1
水平実験ビームポート 0 17 9 6
利用用途 ・材料試験照射
・燃料試験照射
・RI製造
・中性性散乱・回折実験
・RI製造
・材料照射
・中性子放射化分析
・中性子イメージング
・基礎研究
・材料試験照射
・燃料試験照射
・教育、訓練
・NTDシリコン
・中性子散乱
・BNCT
・教育、訓練
・基礎研究、応用研究
・材料照射試験
・超冷中性子
・陽電子ビーム
運転情報 初臨界 07/02/1967 1965 07/21/1958(MITR-Ⅰ)
08/14/1975(MITR-Ⅱ)
01/01/1972
運転終了予定 2040~2050 2050
運転日数 連続運転
250日/年
24日/サイクル
6サイクル/年程度
連続運転
8週間/サイクル
4サイクル/年
ディリー運転
6~8時間/日
150日/年
稼働率(%) 68 61 14
軽水炉の安全性向上に係る利用 軽水炉の寿命延長
軽水炉燃料の高性能化(MOX含む)
事故時等における軽水炉燃料の挙動評価
改良型軽水炉の開発
次世代炉・核融合炉に係る利用 高温ガス炉材料の開発
核融合材料の開発
材料に係る基礎基盤研究
材料照射以外の利用 RI生産 252Cf, 192Ir
Si半導体世界市場占有率(%)
Si半導体の生産量(ton)
プロジェクト研究による利用実績 核融合分野、日米協力
特徴 高中性子束、大容量の照射炉であるが、軍事を含む米国の国家事業目的を 中心に用いられており、共同研究等を通じた日本の研究者へのなじみはほとんどない。 特に核融合炉材料の照射研究で日本の研究者になじみが深い。多様な照射ポジションがあり、最大高速中性子束は無計装キャプセルのみ装荷可能な中央のターゲットポジションの値。大型試料も装荷可能なRB(x1018n/㎡s)ポジションでは計装キャプセルも照射できる(高速中性子束は、6e18 n/m2s程度)。支援事業で利用可能性が最も高い米国炉。
現状と将来計画 ・10年ごとにコアを交換。
・高経年化機器の更新。
・米国におけるU-Mo燃料開発に係る照射試験を実施中。
・高中性子束、大容量の照射炉であるが、軍事を含む米国の国家事業目的を中心に用いられており、共同研究等を通じた日本の研究者の利用はほとんどない。
・DOEによる高度化推進拠点施設
・ナノサイエンスセンター併設
・パルス中性子源SNSと連係
・日米協力事業核融合分野の共同研究により日本の研究者も利用。多様な照射ポジションがあり、最大高速中性子束は無計装キャプセルのみ装荷可能な中央のターゲットポジションの値。大型試料も装荷可能なRB*ポジションでは計装キャプセルも照射できる(高速中性子束は、6e18 n/m2s程度)。
・2012年に20年間のライセンス更新。
・燃料のLEU化計画が進められている。
・熱出力を6MWから7MWにパワーアップする計画。
・MITR-Ⅱを駆動源とした小型の未臨界炉を新設する提案がある。
・MITの敷地内にプロトンサイクロトロンを建設する計画もある。
・2018年4月に20年間のライセンス更新。
・2016年6月に6%低濃縮燃料使用が許可された。
・熱出力を1MWから2MWにパワーアップする計画。
寿命延長の可能性と展望 2015年に完了したライフ・エクステンション・プログラム(2020年に予定されている内部コア交換)。 USNRCに基づく継続的な延長プログラム。 USNRCに基づく継続的な延長プログラム。
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材料照射用原子炉(ヨーロッパ)
地域/国名 ヨーロッパ
オランダ ベルギー ポーランド チェコ
名前(ホームページ) HFR
High Flux Reactor
BR-2
Belgian Reactor-2
MARIA
MARIA
LVR-15
Light Water Reactor-15
炉型 Light water pool Light water tank Light water pool Light water
Owner EU (Petten, Netherland) SCK-CEN (Bergium) NCBJ (Polland) NRI REZ PLC (Czech Republic)
出力 (MW) 45 100 30 10
燃料 20%低濃縮シリサイド燃料 93%高濃縮 20%低濃縮シリサイド燃料 %濃縮UO2燃料
冷却材 軽水 軽水 軽水 軽水
減速材 軽水、ベリリウム 軽水、ベリリウム 軽水、ベリリウム 軽水
反射体 ベリリウム ベリリウム グラファイト ベリリウム、軽水
制御用吸収体 カドミウム カドミウム ボロン B4C
最大熱中性子束(n/cm2/s) 2.7E+14 1.0E+15 4.0E+14 3.2E+14
最大高速中性子束(n/cm2/s) 5.1E+14 7.0E+14 2.0E+14 2.0E+14
照射孔(in core) 19 80 燃料の空いた孔 2
照射孔(reflector/pool) 12/0 - (調査中) 6(vertical)
Loop試験 2 1 (調査中) 4
Rabbits(core/reflector) 0 0 (調査中)
水平実験ビームポート 12 1 6 10(horizontal),
利用用途 ・材料試験照射
・燃料試験照射
・RI製造
・中性子散乱実験
・BNCT
・材料試験照射
・燃料試験照射
・RI製造
・NTDシリコン
・中性子イメージング
•中性子イメージング
•中性子放射化分析
•医療用RI製造
•中性子変換ドーピング
•材料試験照射
•医療用RI製造
•中性子変換ドーピング
•材料試験照射
・中性子散乱実験
運転情報 初臨界 1961 1961 18/12/1974 1957
運転終了予定 2020 2027~2036 2030
運転日数 連続運転
4週間/サイクル
10サイクル/年
連続運転
190日/年
連続運転
200日/年
連続運転
210日/年
稼働率(%) 75 52 55 58
軽水炉の安全性向上に係る利用 軽水炉の寿命延長
軽水炉燃料の高性能化(MOX含む)
事故時等における軽水炉燃料の挙動評価
改良型軽水炉の開発
次世代炉・核融合炉に係る利用 高温ガス炉材料の開発
核融合材料の開発
材料に係る基礎基盤研究
材料照射以外の利用 RI生産 99Mo, 192Ir, 89Sr 99Mo, 192Ir, 89Sr 131I, 32P, 35S, 192Ir, 99Mo 41Ar, 153Sm, 166Ho, 177Lu, 192Ir, 203Hg, 99Mo
Si半導体世界市場占有率(%) 7 9
Si半導体の生産量(ton) 11 15
プロジェクト研究による利用実績 東北大学金属材料研究所、海外支援事業
特徴 多様な計装キャプセル照射可能。HL併設。 東北大金研取りまとめの共同照射計画で日本の研究者になじみが深い。 JMTRと同様に、ベリリウム反射枠内にブロック型燃料要素を有する材料照射炉。
アイソトープ製造主体であったが、材料照射に必須の計装キャプセル照射に関して、日本の原子力機構・(株)千代田テクノルと共同研究を行っている。
ビーム施設併用
現状と将来計画 ・2005年にライセンス更新。
・2006年にHEU燃料からLEU燃料に転換
・2020年に運転を終了し、次期炉であるPALLASにその役割を引き継ぐ予定であったが、資金難のため計画は暗礁に乗り上げている。
・世界の医療用RI供給の半数以上を占めているため、今後の運転期間延長が望まれる。
・2015年3月から2016年7月に大幅な改修工事を実施。
・欧州におけるU-Mo燃料開発に係る照射試験を実施中。
・多様な計装キャプセル照射可能。HL併設。東北大学金属材料研究所の全国共同利用を通じて日本の研究者も利用。
・加速器駆動型未臨界炉MYRRHA(2024年運転開始予定)にその役目を引き継ぐ予定。
・2015年に10年間のライセンス更新。
・2015年にHEUからLEUに完全に転換。
・世界のMo99供給量の18%を占める。
・新たにBNCTができる設備を導入する計画がある。
・JMTRと同様に、ベリリウム反射枠内にブロック型燃料要素を有する材料照射炉。アイソトープ製造主体であったが、材料照射に必須の計装キャプセル照射に関して、日本の原子力機構・(株)千代田テクノルと共同研究を行っている。
寿命延長の可能性と展望 PALLAS計画が未定のため不透明。 MYRRHAの運転開始までは利用予定。 1992年に大規模な改造を実施し2030年までは運転予定。
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材料照射用原子炉(アジア)
地域/国名 アジア
韓国 日本
名前(ホームページ) HANARO
High-flux Advanced Nuclear
Application Reactor

KINS:http://www.kins.re.kr/en/
ourwork/reactor.jsp

NTI:http://www.kins.re.kr/en/
ourwork/reactor.jsp
常陽
炉型 高速増殖炉
Owner KAERI(Korea) JAEA
出力 (MW) 30 140
燃料 20%低濃縮ウラン゙燃料 ウラン-プルトニウム混合酸化物
冷却材 軽水 Na
減速材 軽水
反射体 重水 ステンレス鋼
制御用吸収体 Hf B4C
最大熱中性子束(n/cm2/s) 2x10E+14 2x10E+14
最大高速中性子束(n/cm2/s) 1x10E14 4.0E+15
照射孔(in core) 4 最大21装荷体
照射孔(reflector/pool) 18
Loop試験
Rabbits(core/reflector)
水平実験ビームポート 16
利用用途 ・RI生産、
・中性子ビーム利用、
・中性子ラジオグラフィ
・中性子放射化分析
・BNCT
・材料試験照射
・高速炉技術の高度化
・高速炉用新型燃料・新材料の開発
・高速炉実用化革新技術の実証
・施設供用による基礎、基盤的科学技術への貢献
運転情報 初臨界 1995 24/4/1977
運転終了予定
運転日数 連続運転
196日/年
連続運転
最大60日/サイクル
サイクル/年
稼働率(%) 54
軽水炉の安全性向上に係る利用 軽水炉の寿命延長 開発中
軽水炉燃料の高性能化(MOX含む) 開発中
事故時等における軽水炉燃料の挙動評価 開発中
改良型軽水炉の開発 開発中
次世代炉・核融合炉に係る利用 高温ガス炉材料の開発
核融合材料の開発
材料に係る基礎基盤研究
材料照射以外の利用 RI生産 192Ir, 131I, 166Ho
Si半導体世界市場占有率(%) 12
Si半導体の生産量(ton) 20
プロジェクト研究による利用実績
特徴 常陽を含む高速炉は、材料に弾き出しを生じさせる高速中性子の割合が高い。高度な計装キャプセル(MARICO)の実績あり。
現状と将来計画 ・ 冷中性子源設置
(2010)
・冷却材に液体ナトリウムを用いるため、400℃以下の照射温度の実現が困難であるため、照射炉としての用途は極めて限定的であるが、照射温度域拡大に向けて技術開発中。
・附属の3つの照射後試験施設(FMF, AGF, MMF)のうち、耐震対応をして利用継続を予定しているのはFMFのみ(JAEA施設中長期計画)。
寿命延長の可能性と展望
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中性子ビーム利用原子炉(北米)
地域/国名 北米
米国 米国
名前(ホームページ) HFIR NBSR
炉型 Heavy water tank
Owner オークリッジ国立研究所 ORNL DOE所轄
/オークリッジ
国立標準技術研究所 NIST
商務省所轄
/ガイザーズバーグ
出力 85 20
燃料 U 3O 8-Al cermet 93%高濃縮U3O8燃料
冷却材 軽水 重水
減速材 軽水 重水
反射体 Be
制御用吸収体 Eu カドミウム
最大熱中性子束(n/cm2/s) 2.1x10E15 4.0E+14
冷中性子源/高温中性子源数 1(2005新設予定)/0 1/0
最大高速中性子束(n/cm2/s) 1.5x10E15 2.0E+14
照射孔(in core) 37 10
照射孔(reflector/pool) 42 7
Loop試験 0
Rabbits(core/reflector) 5
水平実験ビームポート 17 24
利用目的 ・中性性散乱・回折実験
・RI製造
・中性子放射化分析
・中性子イメージング
・基礎研究
・中性性散乱・回折実験
・中性子放射化分析
・中性子イメージング
・基礎研究、応用研究
中性子ビーム利用
公募情報

年1回(2月)

HPアドレス:
https://neutrons.ornl.gov/hfir
年2回(5月、11月)

HPアドレス:https://www.nist.gov/ncnr/user-proposals
初臨界 1965 12/07/1967
中性子源完成年 1967 1970
運転日数 24週間 連続運転
5週間/サイクル
6サイクル/年
運転終了予定 2065
寿命延長の可能性と展望 USNRCに基づく継続的な延長プログラム。
必要に応じてアップグレードによるエージング管理。
特記事項
将来計画
DOEによる高度化推進拠点施設
ナノサイエンスセンター併設

パルス中性子源SNSと連係
・2007年に20年間のライセンス更新。
・2014年にビームホールを増設。
・2017年に制御板駆動系の更新
DOE、ユーザーから最も共同利用の評判の高い施設

米国燃料電池開発戦略拠点
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中性子ビーム利用原子炉(ヨーロッパ)
地域/国名 ヨーロッパ
フランス フランス ドイツ
名前(ホームページ) ILL-HFR ORPHEE FRM-II
炉型 Heavy water pool
Owner EU
ラウエランジュバン研究所 ILL
/グルノーブル
レオンブリリュアン研究所 LLB/サクレー ミュンヘン工科大
/ミュンヘン
出力 58 14 20
燃料 20%低濃縮シリサイド燃料 高濃縮シリサイド燃料
冷却材 重水 軽水 軽水
減速材 重水 軽水 重水
反射体 重水 重水 重水
制御用吸収体 Ni,Ag,In,Cd Hf Hf
最大熱中性子束(n/cm2/s) 1.5E+15 3x10E14 8x10E14
冷中性子源/高温中性子源数 2/1 1/0 1/1
最大高速中性子束(n/cm2/s) 3x10E14 5x10E14
照射孔(in core) 2 1 1
照射孔(reflector/pool) 2 14 6
Loop試験
Rabbits(core/reflector)
水平実験ビームポート 26 22 30
利用目的 ・中性子散乱実験
物理、生物、材料、結晶、化学
・中性子イメージング
・RI製造
・基礎研究
・中性性散乱・回折実験
・中性子放射化分析
・中性子イメージング
・基礎研究、応用研究
・中性性散乱・回折実験
・中性子放射化分析
・中性子イメージング
・RI製造
・BNCT
・基礎研究、応用研究
中性子ビーム利用
公募情報
年1回(2月)

https://www.ill.eu/users/applying-
for-beamtime/proposal-submission/
2019年10月運転停止。
年1回(3月)

https://user.frm2.tum.de/index.php
?newlang=english
初臨界 1971 1980 2004
中性子源完成年 1972, 1993 改造 1980 2004
運転日数 200 28週間 34週間
運転終了予定
寿命延長の可能性と展望
特記事項
将来計画
EU 13ヶ国共同運営機関
PSB(構造生物学パートナーシップ)やMINATEC(マイクロ・ナノテクノロジー・キャンパス)を推進
財政危機による運転時間短縮(以前は200日以上) 2004.3 臨界達成(高濃縮ウラン燃料使用、約10年後に低濃縮に変更する条件付きで運転許可)
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中性子ビーム利用原子炉(日本・オーストラリア・韓国)
地域/国名 アジア・オセアニア
日本 オーストラリア 韓国
名前(ホームページ) JRR-3 OPAL HANARO

KINS:http://www.kins.re.kr/en/
ourwork/reactor.jsp

NTI:
http://www.kins.re.kr/en/
ourwork/reactor.jsp
炉型
Owner 日本原子力研究所 JAERI/東海 豪州原子力研究機構 ANSTO
/ルーカスハイツ
韓国原子力研究所 KAERI/デジョン
出力 20 20 30
燃料 20%低濃縮シリサイド燃料 20%低濃縮ウラン゙燃料
冷却材 軽水 軽水 軽水
減速材 軽水 軽水 軽水
反射体 重水 重水 重水
制御用吸収体 Hf Hf Hf
最大熱中性子束(n/cm2/s) 3x10E14 3x10E14 2x10E14
冷中性子源/高温中性子源数 1/0 1/0 1/0
最大高速中性子束(n/cm2/s) 1x10E14
照射孔(in core) 9 0 4
照射孔(reflector/pool) 8 78 18
Loop試験 0
Rabbits(core/reflector)
水平実験ビームポート 24 6 16
利用目的 ・中性性散乱・回折実験
・中性子放射化分析
・中性子イメージング
・RI、シリコン半導体製造
・基礎研究、応用研究
・中性性散乱・回折実験
・中性子放射化分析
・中性子イメージング
・RI製造
・基礎研究、応用研究
・RI生産、
・中性子ビーム利用、
・中性子ラジオグラフィ
・中性子放射化分析
・BNCT
中性子ビーム利用
公募情報
2021年2月末より運転再開予定
公募予定は未定


https://jrr3uo.jaea.go.jp/
年2回(3月、9月)

https://neutron.ansto.gov.au/
Bragg/proposal/index.jsp
2014年より地震対策のため運連停止
初臨界 1990 2006 1995
中性子源完成年 1990 改造 2006 1997
運転日数 連続運転
25日間/サイクル
7サイクル/年
52週間 28週間
運転終了予定
寿命延長の可能性と展望
特記事項
将来計画
アジア地域で
最もよく共同利用
されている施設
2011東に本大震災以降運転停止中
2020.10
東大物性研、茨城大学フロンティアセンターなどとの連携が進んでいる 冷中性子源設置
(2010)
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中性子ビーム利用原子炉(インド・インドネシア・中国)
地域/国名 アジア・オセアニア
インド インドネシア 中国
名前(ホームページ) Dhruva RSG-GAS CARR
炉型
Owner Bhabha Atomic Research Centre
/ムンバイ
Badan Tenaga Nuklir Nasional, (National Nuclear Energy Agency)
/セルポン
中国核工業集団公司(CNNC)、中国原子能科学研究院(CIAE)/北京
出力 100 30 60
燃料 20%低濃縮U3Si2-Al゙燃料 20%低濃縮U3Si2-Al゙燃料
冷却材 重水 軽水 軽水
減速材 重水 軽水 軽水
反射体 重水 Be 重水
制御用吸収体 Cd AgIn-Cd Hf
最大熱中性子束(n/cm2/s) 1.8x10E14 2.5x10E14 8x10E14
冷中性子源/高温中性子源数 0/0 1/0
最大高速中性子束(n/cm2/s) 4.5x10E13 2.2x10E14
照射孔(in core) 5 5 4
照射孔(reflector/pool) 9 19
Loop試験 1 5
Rabbits(core/reflector)
水平実験ビームポート 19 7 9
利用目的 ・RI生産、
・中性子ビーム利用、
・中性子ラジオグラフィ
・材料照射
・中性性散乱・回折実験
・RI、シリコン半導体製造
・基礎研究、応用研究
・核物理、化学、中性子散乱実験、
・原子炉材料や燃料試験、
・中性子放射化分析、
・RI、シリコン半導体製造
中性子ビーム利用
公募情報
初臨界 1985 1987 2010
中性子源完成年 2018
運転日数 52週間 21週間 連続運転
10から20日間/サイクル
12サイクル/年
運転終了予定
寿命延長の可能性と展望
特記事項
将来計画
ビーム利用立ち上げ時は、原子力機構、京都大学KURとの連携が強かった 2002.8 着工
2010.5.13 初臨界
2012.3.13 Full Power (60MWE?)X72hr運転達成

2018.7.25-8.7 30MW連続運転達成、運転認可待ち
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