原子力発電の教科書 - 原子力発電を原理から影響まで全て解説。

原子力用語「阻止能」

-阻止能の定義と概念-原子力用語である「阻止能」は、物質が放射線や粒子を透過させる能力を指します。物質の厚さが一定の場合、物質中に通過した放射線や粒子の数によって阻止能が決定されます。阻止能は主に、放射線や粒子のエネルギーと物質の原子番号によって影響を受けます。エネルギーが高いほど物質を透過する能力が高まり、逆に原子番号が高い元素ほど阻止能が高くなります。また、放射線の種類によっても阻止能が異なります。たとえば、ガンマ線はアルファ線に比べて阻止能が低く、鉛のような高密度物質でもほとんど透過します。

2024.03.05

原子力の基礎に関すること

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。

2024.03.05

原子力安全に関すること

原子力施設の安全な運転管理を支える『保安規定』

原子力施設の安全な運転を維持するためには、厳格な規制が不可欠です。その根幹となるのが「保安規定」であり、原子炉の設置、運転、廃止に至るまでのあらゆる活動における安全対策を詳細に定めています。この規定は、原子力関連施設ごとに定められており、関係するすべての作業員が遵守する必要があります。保安規定は、施設固有の特性を考慮して策定され、使用される機器や材料の仕様、運転手順、緊急時の対応策などを網羅しています。これにより、施設が安全に運転され、周辺環境や公衆の安全が確保されます。また、保安規定は定期的に見直され、最新の技術や知見を取り入れることで、原子力施設の安全性が継続的に向上しています。

2024.03.06

原子力安全に関すること

原子力発電の要、軽水炉とは？

-軽水炉とは-軽水炉は、原子力発電所で広く使用されているタイプの原子炉です。軽水炉とは、普通の水（H2O）を冷却材と減速材として使用することを指します。この反応プロセスでは、原子炉内でウランなどの核燃料が核分裂を起こし、多量の熱を発生させます。水の比熱が低いため、軽水炉はより多くの冷却材を必要とします。このため、炉心には大量の冷却水が循環し、原子炉から放出される熱を吸収します。また、軽水は中性子を減速させる能力があるため、核分裂を維持するために減速材として使用されます。この減速効果により、効率的に核分裂連鎖反応を維持できます。

2024.03.05

原子力施設に関すること

ベクレルとは？放射能強度の単位を解説

ベクレルとは、放射能の強度を表す単位です。1秒間に崩壊する放射性原子核の個数を表し、記号Bqで表されます。つまり、1ベクレルは1秒間に1個の原子核が崩壊することを意味します。この単位は、発見者であるアンリ・ベクレルにちなんで名づけられました。ベクレルは、1896年にウランから放射線を発見した科学者です。

2024.03.06

原子力の基礎に関すること

再濃縮

再濃縮とは、使用済み核燃料からまだ利用できるウランやプルトニウムを抽出するプロセスです。使用済み核燃料には、核分裂によって生成された廃棄物と、まだ核分裂に使用できる残留ウランやプルトニウムが含まれています。再濃縮では、これらの残留核物質を抽出することで、新たな核燃料として再利用するための濃度を高めます。

2024.03.06

核燃料サイクルに関すること

身元不明線源と放射線防護

-身元不明線源とは-「身元不明線源」とは、その活動歴や所有者が不明な放射性物質を含んだ物体のことを指します。これらは、廃棄された医療機器や工業装置、または紛失した放射線探査器など、さまざまな経路で発生する可能性があります。身元不明線源は、放射線が漏洩するリスクがあり、公衆衛生や環境に重大な影響を与える可能性があります。そのため、これらの線源を適切に特定、回収、処分することが重要となるのです。

2024.03.07

放射線防護に関すること

放射性核種の親和性臓器

放射性核種の親和性臓器とは、特定の放射性核種が体の特定の器官や組織に集まりやすいことを指します。この現象は、放射性核種の化学的特性や臓器の生理学的特性によるものです。放射性核種は、特定の臓器や組織の細胞構成や生化学的プロセスと相性が良い場合、これらの場所に優先的に取り込まれます。たとえば、ヨウ素131は甲状腺、セシウム137は筋肉、ラドン222は肺に集まりやすいことが知られています。

2024.03.05

放射線防護に関すること

放射線の50％致死線量(LD50)とは？

-50％致死線量の定義-50％致死線量（LD50）は、特定の物質を投与された個体群の中で、一定期間後に50％が死亡する量として定義されます。通常、この測定は動物実験により行われ、致死性の物質をさまざまな濃度で投与して、特定の期間後の死亡率を観察します。LD50は、物質の毒性を評価するために使用される重要な指標であり、物質の危険性を理解し、安全な使用法を確立するために役立ちます。

2024.03.07

放射線防護に関すること

イオン交換とは？原子力における利用方法を解説

イオン交換とは、異なる種類のイオンを置換するプロセスのことです。イオンとは、電子を失ったり得たりした原子や分子の一種です。イオン交換では、液体または気体を通る溶解イオンが、固体のイオン交換体に結合しているイオンに置き換わります。イオン交換体は、さまざまなイオンに特異的に結合する機能性基を持っています。

2024.03.05

原子力の基礎に関すること

東濃地科学センター：深層地質処分研究の拠点

「深層地質処分技術の研究施設」は、東濃地科学センター内に設置された重要な施設です。このセンターでは、深層地質処分に関わる包括的な研究が行われており、処分技術の開発に役立てられています。研究施設は、処分施設の設計、建設、運転をシミュレートするための設備や実験装置を備えています。また、地質調査、環境影響評価、廃棄物の特性解析を実施する能力も備えています。この施設は、東濃地質構造体の特性を考慮した処分技術を開発し、高レベル放射性廃棄物の安全かつ長期的な処分を実現するための中心的な役割を担っています。

2024.03.07

廃棄物に関すること

原子力リスクコミュニケーションとは？

リスクコミュニケーションとは、科学的な情報を一般の人々に効果的に伝え、それに関するリスク認識を形成するプロセスです。このプロセスは、原子力エネルギーの分野において特に重要です。なぜなら、原子力発電には固有のリスクが伴い、これらのリスクを一般の人々に理解してもらうことが、情報に基づいた意思決定を下す上で不可欠だからです。リスクコミュニケーションは、透明性と信頼を築き、原子力エネルギーに関する懸念に対処するために不可欠です。

2024.03.05

原子力安全に関すること

ヘリウムとは

-ヘリウムとは何か-ヘリウムとは、元素記号 Heで表され、周期表の中で最も軽い元素です。無色無臭で、常温常圧では気体の状態にあります。ヘリウムは希ガスに分類され、他の原子と化学反応を起こさず、単独で存在しています。宇宙では、水素に次いで2番目に多く存在する元素です。地球の大気中には微量に含まれていますが、一部の天然ガス鉱床には高濃度に存在しています。

2024.03.06

原子力の基礎に関すること

GM計数管における不感時間とは

不感時間とは、GM計数管が放射線を検出してパルスを出力してから、次の放射線を検出できるようになるまでの時間を指します。この間、GM計数管は放射線を検出できません。不感時間は、計数管の充填ガスや電極の構造、動作電圧などの要因によって決まります。一般的に、不感時間は数マイクロ秒から数十マイクロ秒の範囲です。不感時間が長いと、高線量率の放射線を正確に測定することが難しくなります。

2024.03.05

放射線防護に関すること

原子力用語『高速炉』とは？

高速炉の仕組みでは、高速炉がどのように機能するかを詳しく見ていきます。高速炉は、熱中性子炉とは異なり、減速材を使用しません。そのため、中性子は高エネルギーのまま高速で飛び交い、燃料中のウラン原子核と反応します。この反応で放出される中性子は、さらなるウラン原子核と反応し、核分裂連鎖反応を引き起こします。この核分裂連鎖反応により熱が発生し、この熱がタービンを駆動して発電します。

2024.03.05

原子力の基礎に関すること

原子力発電環境整備機構とは？業務内容や最終処分施設建設地選定

原環機構（原子力発電環境整備機構）は、原子力発電所から発生する放射性廃棄物の適正な処理・処分を担う組織として、2000年に設立されました。この背景には、日本における原子力エネルギーの利用拡大に伴い、使用済み核燃料などの放射性廃棄物の処理・処分が重要な課題となっていたことが挙げられます。原環機構の主な役目は、放射性廃棄物の最終処分場の選定と建設、使用済み核燃料の再処理と中間貯蔵施設の運営、放射性廃棄物に関する技術開発の3つです。最終処分場は、放射性廃棄物を長期にわたって安全に隔離する施設であり、その選定・建設は重大な責務となっています。

2024.03.05

廃棄物に関すること

照射線量とは？原子力用語をわかりやすく解説

照射線量とは、特定の場所に与えられる電離放射線エネルギーの総量のことです。単位はグレイ（Gy）で表され、1 Gy は 1 キログラムの物質に 1 ジュールのエネルギーが吸収された場合に相当します。照射線量は、物質の種類や放射線の種類によって影響を受けます。放射線の種類には、アルファ線、ベータ線、ガンマ線、X線などがあり、各種類ごとに物質への影響の度合いが異なります。

2024.03.07

放射線防護に関すること

誘導放射能：原子力用語の理解

原子力の文脈において、誘導放射能とは、放射性物質ではない物質が、中性子線などの放射線にさらされて放射性物質に変換されることを指します。この過程は、原子炉の材料や冷却材に中性子線が照射される際に発生することがよくあります。発生した放射性物質は、元の物質と同じ化学元素であっても、異なる原子番号を持ち、放射性崩壊によってエネルギーを放出します。この放出されたエネルギーは、ガンマ線やベータ線などの放射線として現れます。

2024.03.04

放射線防護に関すること

原子力用語の「π中間子」とは？

π中間子は、陽子と中性子の間の強い相互作用を媒介する基本粒子です。この役割は、π中間子の質量が小さいため、強い相互作用の範囲が短距離に限られることに関連しています。π中間子の発見は、1947年に英国の物理学者セシル・パウエルによって行われました。パウエルは、標高の高い山で宇宙線の衝突体を観測し、それらの荷電状態と運動量を測定しました。すると、それまで知られていなかった中間的な質量の粒子を検出し、これをπ中間子と名付けました。

2024.03.05

原子力の基礎に関すること

原子力用語「温室効果」とは？

「温室効果」とは、地球の大気によって太陽から届く光のうち、短波長 (可視光線) がほとんど透過される一方で、地表から放出される長波長 (赤外線) の一部が吸収・放射されて大気中に閉じ込められる現象のことです。この効果によって、地球の表面温度は、温室ガスがまったくない場合と比べて約33℃高くなり、生命の存続に適した環境が保たれています。

2024.03.05

原子力の基礎に関すること

原子力発電の「着手」と「着工」

電源開発における「着手」と「着工」原子力発電所などの電源開発において、「着手」と「着工」という言葉は区別して使用されています。法令上の定義によると、「着手」とは事業計画の策定や用地取得、運転要員の採用などの「事業実施のための準備行為」を指します。一方、「着工」とは、施設の建設や据え付けなどの「物理的な建設行為」を意味します。この区別は、事業実施の段階を明確にする上で重要です。例えば、事業計画が承認された場合、事業者は「着手」の段階に入りますが、実際の建設作業を開始する「着工」の段階にはまだ至っていません。また、事業の実施期間を計算する際にも、この区別が用いられます。着工からの期間は建設期間を示し、着手からの期間は事業全体の実施期間を示します。

2024.03.06

原子力の基礎に関すること

原子力分野の最先端研究機関『東大ＭＡＬＴ』

東京大学マルチラテラル連携研究機構（東大MALＴ）とは、原子力分野における最先端研究開発を担う機関です。国内外の産学官の研究者・技術者が連携して、原子力エネルギーや放射線利用の進歩に貢献しています。東大MALＴの特徴は、多様な研究者や組織が参加して共同研究を行う、マルチラテラル（多国間）連携にあります。この連携により、従来は困難だった大規模で複雑な研究プロジェクトに取り組むことが可能となり、原子力分野のイノベーションを加速しています。

2024.03.07

原子力の基礎に関すること

原子炉のナトリウム洗浄：高速炉燃料の安全性確保に不可欠

「ナトリウム洗浄とは」ナトリウム洗浄とは、高速炉燃料集合体の製造工程において、原子炉内で使用される前に燃料集合体から不純物を除去する重要なプロセスです。このプロセスでは、高純度のナトリウムを燃料集合体に流し込み、不純物を溶解させ、除去します。ナトリウムは、高い化学反応性を持ち、金属表面に付着した不純物を有効に溶解することができるため、このプロセスに適しています。また、ナトリウム洗浄によって、燃料集合体の耐食性と耐久性が向上し、高速炉における燃料の安定性と安全性が確保されます。

2024.03.07

核燃料サイクルに関すること

原子炉隔離時冷却系（RCIC）の重要性

原子炉の安全を確保するためには、原子炉隔離時冷却系（RCIC）と呼ばれる重要な安全システムが不可欠です。このシステムは、原子炉が停止した後に炉心を冷却する役割を担っています。RCICは、原子炉内にある軽水炉圧力容器から蒸気を採取し、圧力容器内の圧力を下げるとともに、蒸気を冷却して水を炉心に噴射します。この水が、炉心内の核燃料の崩壊熱を吸収して、炉心を冷却するのです。RCICは、原子炉が計画的に停止された場合だけでなく、想定外の事故が発生した場合にも作動します。事故発生時には、原子炉内の蒸気圧力が上昇する可能性があり、圧力容器内の圧力を下げるためにRCICが急いで作動します。また、原子炉が長期にわたって停止された場合にも、RCICを使用して炉心を冷却し、再起動までの間核燃料の損傷を防ぎます。

2024.03.05

原子力施設に関すること