核燃料サイクルに関すること 原子力における親物質とは？
親物質とは、原子核反応によってエネルギーを放出する物質のことです。つまり、原子核内の結合エネルギーを利用してエネルギーを生み出すことが可能です。親物質は、通常、ウランやプルトニウムなどの重元素の形で存在します。これらの元素は、原子核が非常に大きく、不安定な構造をしています。そのため、核分裂や核融合などの原子核反応を起こすと、莫大なエネルギーが放出されます。
核燃料サイクルに関すること 
放射線防護に関すること DTPA – 放射線障害の化学的防護剤
DTPA（ジエチレントリアミン五酢酸）は、放射線障害の化学的防護剤として知られている薬剤です。 DTPAは放射性核種とキレートし（結合し）、体外に排出されるようにします。これにより、放射性物質が体内組織に蓄積して健康に悪影響を及ぼすのを防ぎます。DTPAは、放射性物質摂取後の緊急事態での治療に使用されるほか、放射線治療中の副作用を軽減するためにも用いられます。
原子力施設に関すること 再処理施設安全審査指針とは
再処理施設は、使用済み核燃料からウランとプルトニウムなどの核燃料物質を回収する施設です。この施設では、放射性物質を扱うため、通常の原発とは異なる特有の特徴があります。そこで、再処理施設の安全性を確保するために、通常の原発とは異なる安全審査指針が策定されています。この指針は、再処理施設固有の構造や運転方法などを考慮して作成されており、施設の安全性を適切に評価できるようになっています。
原子力施設に関すること 原子炉用語：SCARABEEのすべて
-SCARABEEとは-SCARABEE（スカラベ）とは、フランス原子力庁（CEA）が開発した、ガス冷却高速増殖炉の一種です。軽水炉よりもエネルギー効率が高く、ウランなどの核燃料をより効率的に利用できることで知られています。SCARABEEは、1960年代にフランスで設計され、1969年に運転を開始しました。出力は250メガワットで、その発電量は約20万世帯分の電力に相当します。
放射線防護に関すること 三酢酸セルロース線量計とは？
三酢酸セルロース線量計の概要三酢酸セルロース線量計は、個人線量計の一種です。三酢酸セルロースという材料が含まれており、この材料は電離放射線にさらされると変色します。線量の大きさは変色の程度によって測定されます。三酢酸セルロース線量計は、通常、胸のバッジとして着用されます。線量計には、特定の期間内に被ばくした放射線の量を記録する小さなフィルムが含まれています。期間の終了後、フィルムが取り出されて分析され、被ばく量が決定されます。この線量計は、比較的安価で使いやすく、幅広い種類の電離放射線に対する感度があります。医療、産業、研究など、放射線を取り扱う環境で個人線量を測定するために広く使用されています。
原子力安全に関すること 原子力安全基準とは？NUSSの概要と歴史
原子力安全基準とは、原子力発電所の設計、建設、運用における安全性を確保するための基準です。国際原子力機関（IAEA）が策定する「原子力の安全に関する総則（NUSS）」は、原子力安全基準の国際的な指針として広く採用されています。NUSSの目的は、原子力発電所の安全性を国際的に統一し、高めることです。また、原子力発電所における放射性物質の放出や事故の防止を目的としています。NUSSは、原子力発電所の安全に関する基本的な原則、設計基準、運用の要件などを定めています。原子力発電所を建設・運用する各国は、この基準を遵守することで、原子力発電所の安全性を確保することが求められています。
核燃料サイクルに関すること 原子力用語『レッドブック』とは？
原子力用語『レッドブック』とは、原子力に関する用語に関する標準資料です。原子力利用推進協会が編集・発行しており、原子力用語の統一を図ることを目的としています。レッドブックの名称は、表紙の色が赤色であることに由来しています。
原子力施設に関すること 原子力におけるサーマルストラティフィケーション
-サーマルストラティフィケーションとは-原子力におけるサーマルストラティフィケーションとは、流体内の温度差によって発生する密度勾配のことを指します。原子炉の冷却材は、運転中に熱を吸収することで温度が上昇します。この温度上昇は、流体の密度変化を引き起こし、密度が低い高温の流体が上部に、密度が高い低温の流体が下部に移動します。このような温度差による密度の層状化をサーマルストラティフィケーションと呼びます。
原子力施設に関すること MYRRHA：画期的な加速器駆動型核変換システム
MYRRHAとは、ベルギーのモルにある欧州原子核研究機構（CERN）と共同で開発が進められている、画期的な加速器駆動型核変換システムです。このシステムは、不要となった原子力発電所から発生する高レベル放射性廃棄物を、より管理しやすい低レベル廃棄物に変換することを目的としています。MYRRHAは、加速器を用いて中性子を生成し、それらの中性子を廃棄物に照射することで、放射性物質の寿命を短縮します。このプロセスは、核変換と呼ばれ、廃棄物の最終処分場への貯蔵を安全かつ効率的に行うための有望なソリューションと考えられています。
原子力施設に関すること 原子力で活躍！渦流探傷検査とは？
渦流探傷検査とは、電磁誘導を利用して金属の内部欠陥を検出する非破壊検査手法です。金属に渦電流を発生させ、欠陥があると渦電流の流れが乱れて磁束の変化が起こります。この変化を電磁気プローブで検知し、欠陥の有無や位置、大きさなどを判断します。電磁誘導の原理から、電気を通す導体である金属であれば検査が可能です。
核燃料サイクルに関すること ブランケット燃料：高速増殖炉の核心
ブランケット燃料とは、高速増殖炉の重要な構成要素です。高速増殖炉は、原子炉内で消費されるよりも多くの核燃料を生成する革新的な原子炉技術です。ブランケット燃料は、高速中性子を吸収して新しい核燃料を生成する役割を果たします。ブランケット燃料は通常、天然ウランまたは劣化ウランでできています。これらの材料の中性子吸収断面積が大きく、高速増殖炉内で大量の新しい核燃料を生成することができます。ブランケット燃料は、溶融ナトリウムのような液体冷却材に浸されており、これは熱を発生しつつ、高速中性子の減速を防ぎます。
廃棄物に関すること 一括搬出工法とは？原子炉廃炉における画期的な技術
一括搬出工法とは、原子力発電所における原子炉廃炉作業において、廃炉対象物となる原子炉格納容器や関連施設をそのまま一体として取り出す工法です。通常の解体方法では、放射線汚染のある建屋などの廃炉対象物を小さく解体して運び出す必要がありますが、この工法ではそれらの対象物を一体として取り出すため、作業に必要な時間を短縮し、放射線被曝の機会を低減することができます。また、建屋や施設の解体に伴う廃棄物の発生を抑えることも期待されており、廃炉作業における環境負荷の低減にもつながります。
放射線防護に関すること 原子力用語『相加リスク予測モデル』とは？
-相加リスク予測モデルの概要-相加リスク予測モデルとは、原子力プラントにおける複数の故障や事故が同時に発生する確率を評価するためのモデルです。原子力プラントは複雑なシステムであり、さまざまなコンポーネントが相互に作用しています。これらのコンポーネントのいずれかが故障すると、他のコンポーネントにも影響が出る可能性があります。相加リスク予測モデルは、このような相加的な故障シナリオの発生確率を定量化します。モデルは、各コンポーネントの故障率と、他のコンポーネントに影響を与える可能性を考慮します。モデルを使用することで、原子力プラントの重大な事故につながる可能性のある特定の組み合わせのリスクを特定できます。この情報は、原子力プラントの設計、運用、保守に役立ちます。設計者は、故障の組み合わせが発生したときのプラントの反応を評価し、安全機能を最適化できます。運用者は、プラントの健康状態を監視し、リスクの増加を示す兆候を特定できます。保守者は、リスクの高いコンポーネントを優先的に保守し、リスクを軽減できます。
その他 原子力と半導体製造におけるシリコンドーピング
シリコンドーピングの概要シリコンドーピングとは、シリコンに他の元素を添加することで、その電気的特性を変化させるプロセスのことです。このプロセスにより、様々な用途に対応した半導体材料の作成が可能になります。ドーパントと呼ばれる添加元素は、シリコンの価電子構造を変化させ、その伝導性とキャリア濃度を制御します。ドーピングの方法には、拡散法、イオン注入法、エピタキシャル成長法などがあります。拡散法では、ドーパントを高温でシリコンに拡散させます。イオン注入法では、イオン化したドーパントをシリコン基板に注入します。エピタキシャル成長法では、シリコン基板上にドーパントを含むエピタキシャル層を成長させます。
核燃料サイクルに関すること 原子力における安全情報の共有と世界核燃料安全ネットワーク
原子力における安全情報の共有を促進するために、2005年に世界核燃料安全ネットワーク（WNSN）が設立されました。WNSNは、政府、原子力産業、研究機関など、原子力燃料サイクルの全分野の参加者を結集する国際的なプラットフォームであり、原子力燃料サイクルの安全性に関する情報やベストプラクティスを共有することを目的としています。
原子力施設に関すること 高性能フィルタ：原子力施設の空気から核分裂生成物を除去するしくみ
高性能フィルタとは、原子力施設の空気から核分裂生成物を除去するために特別に設計されたフィルタシステムです。放射性ヨウ素やセシウムなどの核分裂生成物は、原子力発電所の事故や他の放射性物質の放出時に発生する可能性があります。これらの物質は人体に有害であり、呼吸器系や消化器系に重大な影響を与える可能性があります。高性能フィルタは、これらの有害な物質を呼吸空気が安全になるレベルまで除去するように設計されています。フィルターは緻密な多層構造になっており、空気中の微粒子を捕捉します。濾過層を使用することで、放射性ヨウ素などの揮発性の高い物質も吸着・除去できます。
原子力施設に関すること プラント過渡応答試験装置(PLANDTL)
プラント過渡応答試験装置（PLANDTL）とは、プラントの動的特性を評価するための最新の機器です。この装置は、プラントの過渡的な応答を測定し、その制御システムのパフォーマンスを分析します。過渡応答とは、システムに外部摂動が加えられたときの、システムの出力の変化の仕方を指します。PLANDTLは、プラントの動特性を迅速かつ正確に評価することで、制御システムの最適化とプロセス性能の向上に貢献します。
放射線防護に関すること 有機結合型トリチウム（OBT）とは？
有機化されるトリチウムとは、水素原子が炭素を含む有機化合物に取り込まれたトリチウムのことです。この有機化は、トリス-2-(メトキシメチル)のトリチウム化など、様々な方法で達成できます。有機化により、トリチウムが有機分子に組み込まれ、その特性を大きく変化させることができます。トリチウムは放射性物質であるため、有機化によって、放射性物質を含んだ有機化合物が生成されます。これらの有機化合物は、医薬品、農業化学物質、環境モニタリングなど、幅広い分野で利用されています。
原子力安全に関すること 深層防護安全哲学：原子力安全確保の強化
原子力安全のさらなる強化を図るため、「深層防護安全哲学」が策定されました。この哲学の背景には、福島第一原子力発電所事故の反省があります。事故では、単一の事象が連鎖的に拡大し、深刻な被害をもたらしました。このため、今後起こり得るあらゆる事象に対して多重の防御層を備えることが必要と認識されました。「深層防護安全哲学」は、通常時、異常時、事故時において、重層的な防御機能を段階的に重ねることで、原子力施設の安全性を確保することを目指しています。この哲学に基づき、原子力施設には、燃料被覆管の破損を防ぐための施設構造の強化、冷却材喪失事故に対する緊急炉心冷却系の設置、格納容器の二重化などの安全対策が講じられています。
核セキュリティに関すること 原子力用語 MBRとは？物質収支報告の重要性
IAEA保障措置協定における物質収支報告は、国が保有する核物質の量と所在を明確にするための重要な要素です。この報告書は、施設ごとに、核物質の在庫、受領、転送、処分に関する情報を提供します。IAEAは、この報告書を使用して、核物質が核兵器やその他の非平和的目的のために転用されていないことを確認します。物質収支報告は、核物質の量と所在を正確に把握するために不可欠です。この報告書は、IAEAが施設内の核物質に関する独立した検証を行うための基礎を提供します。報告書が正確かつ包括的であることで、IAEAは核物質の不正使用のリスクを最小限に抑えることができます。
核燃料サイクルに関すること 原子力における分離係数
分離とは、混合物から特定の成分を他の成分と分離するプロセスです。原子力分野では、分離は核分裂反応で生成される核分裂生成物を核燃料から分離するために重要です。この分離は、核燃料の再利用や放射性廃棄物の管理に不可欠です。分離のプロセスは、分離係数によって評価されます。分離係数は、特定の成分が別の成分に対してどの程度容易に分離できるかの尺度です。分離係数が高いほど、分離が容易になります。原子力では、分離係数は再利用可能な核燃料の品質や放射性廃棄物の安全性に影響を与えます。
原子力の基礎に関すること 原子力におけるドルとは？
原子力における「ドル」とは、核燃料や核反応の規模を表す単位であり、1 x 10^13 中性子吸収反応に相当します。この単位は、エネルギー産業において広く使用されているエネルギー単位のキロワット時（kWh）と比較して、より大きなエネルギー量を表します。原子力では、ウランやプルトニウムなどの核燃料の反応性や、核反応炉の出力規模を表現するために使用されます。
原子力施設に関すること インパイルループ照射設備とは？原子炉資材の評価に欠かせない設備
インパイルループ照射設備は、原子炉内で核燃料や炉心構造材などの原子炉資材を模擬したサンプルを照射し、実環境に近い条件下でそれらの挙動を評価する重要な設備です。この設備には、主に放射性物質を封入したサンプルホルダーを設置する照射管と、冷却材を循環させてサンプルを冷却する冷却管で構成されています。サンプルホルダーは炉心の中に挿入され、中性子線やガンマ線などの放射線による照射が行われます。同時に行われる冷却により、サンプルの温度を制御することができます。
原子力施設に関すること 高温ガス炉HTR-500の概要と特徴
HTR-500の特徴高温ガス炉HTR-500は、さまざまな特徴を備えています。優れた安全性は、その中核となる特徴の一つです。核分裂反応の停止が自発的に引き起こされるように設計されており、炉心溶融事故の防止に優れています。また、燃料としてトリウムを使用するため、核廃棄物の低減に貢献しています。トリウムはウランよりも豊富であり、エネルギー源として長期的に利用できます。加えて、ガス冷却方式を採用しているため、水を使用する炉に比べて環境への影響を低減できます。さらに、優れた経済性もHTR-500の特徴です。高温で発電を行うため、熱効率が高く、発電コストの低減につながります。また、長寿命設計により、長期にわたる安定した発電が期待できます。