原子力の基礎に関すること 結晶の乱れ『格子欠陥』の仕組みと影響
格子欠陥とは、結晶の規則的な構造に現れる不規則性のことです。結晶は原子が特定のパターンで規則正しく配列していますが、場合によっては、このパターンに乱れが生じることがあります。このような乱れが格子欠陥です。格子欠陥の大きさは、原子の1つが欠けている小さな欠陥から、結晶構造の一部がずれている大きな欠陥までさまざまです。
原子力の基礎に関すること 
原子力施設に関すること 原子力用語：格納容器サンプ
原子炉格納容器サンプとは、原子炉格納容器の底にある、漏洩した冷却材を回収するための装置です。通常は原子炉の冷却材が満水状態で格納容器に格納されており、冷却材は原子炉本体から配管を通じて格納容器の水封リングに供給されます。炉心損傷が発生すると原子炉の冷却材が喪失し、冷却材は圧力抑制プールに放出されます。この時、圧力抑制プールから更に放出された冷却材を回収するための役割を原子炉格納容器サンプが担います。つまり、格納容器サンプは原子炉格納容器内の冷却材を貯留する役割を果たし、格納容器内の冷却材の管理に重要な役割を果たしています。
原子力の基礎に関すること アデノシン三りん酸（ATP）とは？
アデノシン三りん酸（ATP）とは？ATPの基本構造ATPは、アデニン、リボース、3つのリン酸基からなるヌクレオチドです。アデニンはプリン塩基で、リボースは5炭糖です。3つのリン酸基は、ピロリン酸結合によってリボースに付加されています。この構造により、ATPは化学エネルギーを貯蔵するのに適しています。リン酸基の相次ぐ切断により、エネルギーが放出することができます。
原子力施設に関すること 原子力用語『A VR』：その定義、特徴、歴史
「AVRとは何か？」AVR（Advanced Very High Temperature Reactor）は、原子力発電所の設計における最新の技術革新の1つです。これは、高温（約950～1,000℃）で動作するガス冷却原子炉の一種で、従来の原子炉よりも効率が高く、安全性も向上しています。AVRは、発電だけでなく、水素や合成燃料の生産にも利用できます。
その他 原子力用語：国際社会科学協議会（ISSC）
国際社会科学協議会（ISSC）は、世界中の社会科学者を結びつける国際的な非政府組織です。1952年に設立され、世界90カ国以上からなる会員組織を持っています。ISSCの使命は、社会科学の知識の共有、社会的課題への対処、政策立案における科学的知見の利用の促進にあります。協議会は、研究者による共同研究の促進、国際会議の開催、学術誌の発行を通じて、これらの目標を達成しています。ISSCはまた、社会科学研究の倫理的指針の策定にも取り組んでおり、社会科学の知識を責任ある方法で使用することを求めています。さらに、協議会は、国際的な開発政策や気候変動などの重要な社会的課題に取り組んでいます。
原子力施設に関すること 文殊：革新的な高速増殖炉
文殊革新的な高速増殖炉-文殊プロジェクトの意義と歴史-高速増殖炉「文殊」は、原子力エネルギーの持続可能性を追求した画期的なプロジェクトです。この炉は、プルトニウムやウラン238などの非核分裂性物質を核分裂性物質に変換することで、燃料資源を有効活用することを目的としています。文殊プロジェクトは1967年に始まり、1977年に福井県敦賀市に炉が建設されました。1995年に初臨界を達成し、2003年から2006年まで定期運転が行われました。しかし、2006年のナトリウム漏れ事故により運転が停止され、それ以降は再稼働されていません。文殊プロジェクトは、高速増殖炉技術の開発だけでなく、原子力発電の安全性や効率性の向上にも大きく貢献しています。事故調査委員会の調査結果や運転経験は、次世代高速炉の設計や運用に貴重な洞察を提供しています。文殊プロジェクトがもたらした技術的進歩は、日本のみならず世界中の原子力産業に恩恵をもたらしています。
放射線防護に関すること TENR：環境放射線を知る
自然界に存在する放射性物質（NORM）とは、主にウラン、トリウム、ラジウムなどの元素とその崩壊生成物からなる放射性物質です。これらは地球の形成時に存在しており、岩石、土壌、水などの自然環境に広範に分布しています。NORMは、自然界に存在する放射線を発生させ、人間を含むすべての生物が常に曝されています。
原子力安全に関すること 原子力に関する用語『定期安全レビュー報告書』
原子力関連の重要な用語である「定期安全レビュー報告書」とは、原子力発電所で一定期間ごとに行われる安全性の総合的な評価に関する報告書を指します。この報告書では、施設の経年劣化や新しい知見に基づき、安全対策の適切性や改善点を検証しています。原子력規制委員会（NRA）が、原子力発電所の運営事業者に対し、定期的に作成するよう義務付けています。
原子力の基礎に関すること 原子力における「臨界超過」とは？
「臨界超過」とは、原子力において、核分裂連鎖反応の持続に必要とされる臨界点を超える状態のことを指します。臨界点は、核分裂によって放出される中性子の数が、吸収される中性子と等しくなる点のことです。この臨界点を超えると、中性子の数は急速に増加し、制御されない連鎖反応につながります。この臨界超過の状態は、原子炉事故において深刻な結果をもたらす可能性があります。なぜなら、急激な中性子の増加によって、大量のエネルギーが短時間で放出され、放射能汚染や爆発を引き起こす可能性があるからです。したがって、原子炉の安全な運用においては、臨界超過を回避することが不可欠です。原子炉内の中性子数の制御は、制御棒と呼ばれる仕組みによって行われ、臨界点を超えないように維持されます。
核燃料サイクルに関すること 原子力用語『六フッ化ウラン』について
六フッ化ウランの性質六フッ化ウランは、フッ素とウランからなる無機化合物です。室温では、揮発性の高い無色の気体として存在します。沸点は56.5度で、融点は64.0度です。六フッ化ウランは、水と反応して有毒なフッ化水素と酸化ウランを発生させます。また、アルカリ溶液や酸とも反応します。
放射線防護に関すること エアサンプラとは｜原子力用語集
エアサンプラとは、原子力施設の雰囲気中に浮遊する放射性物質を測定・監視する装置です。目的は、作業員の被ばく線量評価や、施設内の放射能濃度の監視、環境への影響調査などです。エアサンプラを使用することで、放射性物質の濃度や種類をリアルタイムで測定し、放射線管理や安全対策に役立てることができます。
原子力の基礎に関すること 原子力における実効増倍率と無限増倍率
-増倍率と実効増倍率-原子力において、増倍率とは、核分裂によって生成された中性子を捉えて新しい核分裂を引き起こし、新たな中性子を生み出す割合を表します。一方で、実効増倍率とは、減速材や吸収材の影響を考慮して得られる、現実的な増倍率です。減速材は、中性子のエネルギーを下げる働きがあり、吸収材は中性子を吸収して失います。これらによって、実際に核分裂を引き起こす中性子の数が減少するため、実効増倍率は増倍率よりも小さくなります。実効増倍率は、原子炉の臨界状態や出力の制御に重要な役割を果たします。臨界状態とは、核分裂の連鎖反応が自持する状態であり、実効増倍率が1のときです。また、出力の制御は、実効増倍率を1に保つことで行われます。
放射線防護に関すること グレイ：原子力における吸収線量の単位
照射線量の分野では、「グレイ」（Gy）という単位が使用されます。この単位は、物質が吸収する放射線のエネルギー量によって定義されています。グレイは、物質の質量1キログラムあたりに吸収される1ジュールのエネルギーに相当します。すなわち、1 Gy = 1 J/kg です。
その他 原子力に関する用語「バレル」
原子力に関する用語の「バレル」とは、放射性廃棄物の貯蔵や処分において広く用いられている単位です。バレルとは、ドラム形の金属製容器を指し、その大きさは標準化されています。通常、バレルには200リットルまたは約55ガロンの液体または固体廃棄物が詰まっています。
その他 COPとは？原子力と気候変動に関する国際会議
COPの主な目的は、国際的な協調を通じて気候変動への取り組みを強化することです。具体的には、地球温暖化を産業革命前に比べて2℃未満、できれば1.5℃に抑えることを目指しています。この目標を達成するために、温室効果ガスの排出削減、再生可能エネルギーへの投資、気候変動に対するレジリエンスの構築に取り組んでいます。COPのもう一つの重要な目的は、気候変動への適応と緩和に関する科学的知識やベストプラクティスの交換を促進することです。参加国は、戦略や政策を共有し、課題への共同解決策に取り組む機会を得ます。
核燃料サイクルに関すること 放射性輸送物とは？知っておきたい用語
放射性輸送物とは、国際原子力機関（IAEA）の規定に基づき、放射能を放出する物質を輸送することを指します。放射能を放出する物質には、ウラン、プルトニウム、セシウムなどがあります。これらの物質は、核燃料や放射性廃棄物として輸送される場合があり、専用の容器や車両を用いて厳重に管理されています。
放射線防護に関すること 遺伝有意線量：原子力用語の理解
-遺伝有意線量定義-遺伝有意線量とは、生殖細胞（卵子または精子）に影響を及ぼし、子孫に遺伝的影響を与える可能性のある放射線の量を指します。この量は、ミリシーベルト（mSv）という単位で表されます。遺伝有意線量は、自然界や医療、そして原子力施設からの放射線など、様々な放射線源から発生する可能性があります。妊娠中は、胎児の生殖細胞が放射線に対してより感受性が高いため、遺伝有意線量の被ばくを避けることが特に重要です。
廃棄物に関すること 特定放射性廃棄物とは？高レベル放射性廃棄物の最終処分について
特定放射性廃棄物とは、原子力発電所や核燃料再処理施設から発生する、放射性物質が一定の濃度を超えた廃棄物のことです。これらの廃棄物には、大量の放射性物質が含まれており、長期間（数万年）にわたって、有害な放射線を放出し続けます。そのため、厳重に隔離して管理し、最終処分を行う必要があります。
放射線防護に関すること ３門照射とは？放射線治療における保護照射
３門照射とは、放射線治療の一種で、腫瘍周辺に３方向から放射線を照射する方法です。この照射法では、治療対象の腫瘍に正確に放射線を照射しながら、周辺の正常組織を可能な限り保護することを目的としています。３門照射では、異なる角度から放射線が照射されるため、腫瘍を囲むように均一に放射線を届けることができ、照射精度が向上します。
原子力の基礎に関すること 原子力発電：エネルギー源としての利点と課題
原子力発電は、ウランなどの核燃料を核分裂させ、発生した熱を蒸気タービンに利用して発電するエネルギー源です。核分裂とは、原子核が二つに分割されて膨大なエネルギーを放出する反応です。原子力発電所では、核燃料を封入した燃料棒を原子炉の炉心に入れ、制御棒を操作して核分裂反応を制御します。発生した熱によって水が蒸気に変換され、蒸気タービンを回して発電を行います。
廃棄物に関すること 原子力における「保管廃棄設備」とは？
-保管廃棄設備の必要性-原発などでは、使用済み核燃料や放射性廃棄物が大量に発生します。これらの廃棄物を安全に管理し、環境に放出されないよう保管することが不可欠です。このため、原子力施設には保管廃棄設備が設置されています。廃棄物を長期にわたって安定した状態で貯蔵し、最終処分までの間の安全性を確保する施設です。保管廃棄設備は、原子力施設の安全な運転と廃棄物管理の両方に重要な役割を果たしています。
原子力の基礎に関すること 原子炉の減速材：中性子を穏やかにする物質
原子炉において、減速材は、中性子のエネルギーを減衰させる重要な役割を担っています。この物質は、中性子が本来持つ高速な運動エネルギーを吸収し、炉心内で制御可能な速度に低減させます。この減速プロセスにより、中性子は核分裂反応を引き起こす確率が高まり、原子炉の安定した稼働に貢献します。
原子力施設に関すること ETRとは？アイダホ国立工学試験所に設置された材料試験炉
ETRの特徴アイダホ州にあるアイダホ国立工学試験所（INL）に設置されたETRは、そのユニークな特徴によって際立っています。ETRは、炉心内に試験カプセルを収容できる唯一の原子炉です。この設計により、研究者らは高線量放射線下での材料挙動を正確にシミュレートできます。また、ETRは短期および長期の放射線照射試験の実施が可能で、材料の耐久性や性能に対する放射線の影響を包括的に評価できます。さらに、ETRは広範囲にわたる中性子束を提供し、さまざまな材料の特性評価に適しています。
廃棄物に関すること 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。