原子力安全に関すること フォールトツリーとは？システムを安全に運用するための重要な概念
「フォールトツリー」とは、システム内の潜在的な故障を、それらをもたらす根本原因まで遡って論理的に体系化した図のことです。これは、システムの安全で効率的な運用を確保するために重要な概念です。フォールトツリー解析は、システムの設計段階から運用段階まで、さまざまな場面で活用されています。
原子力安全に関すること 
その他 原子力用語「圧力管型原子炉」の特徴と仕組み
圧力管型原子炉とは、冷却材と減速材を別にした原子炉で、原子炉圧力容器の内部に燃料集合体を収容した圧力管を複数本設置する構造です。一般的な軽水炉の中では最も古い方式で、燃料集合体を通過した冷却材は圧力管内部を流れ、そこで発生した熱を外部の冷却材系へ伝えます。減速材は圧力管の外側または核燃料の周囲に配置されており、圧力管内部を流れる冷却材の核分裂反応による中性子を減速させます。
原子力の基礎に関すること ゲルマニウム半導体検出器：高分解能で高エネルギー粒子の検出を可能に
半導体の性質と種類について解説します。半導体は、電気を通しやすい導体と、ほとんど通さない絶縁体の間の性質を持つ物質です。半導体の電気伝導性は、温度や光によって変化します。半導体には、元素半導体と化合物半導体の2種類があります。元素半導体には、シリコン、ゲルマニウム、ガリウム砒素などが含まれます。化合物半導体には、ガリウムヒ素、インジウムリン、カドミウムテルルなどが含まれます。
核燃料サイクルに関すること 原子力用語解説：出力急昇試験
出力急昇試験とは、原子力発電所において実施される重要な試験の1つです。この試験では、原子炉の出力を急速に上昇させ、炉心の挙動や安全性に関するデータを収集します。原子炉の安全性を確保し、事故の発生を防止するために不可欠な試験です。
廃棄物に関すること セシウム137に関する基礎知識
-セシウム137とは？-セシウム137は、原子番号55の人工放射性元素です。その半減期は30.17年で、放射性崩壊によりベーター線を放出します。セシウム137は、原子力発電所事故や核兵器の爆発などで環境中に放出されます。人間がセシウム137を摂取すると、体内では筋肉や臓器に蓄積され、放射線を放出して健康に影響を及ぼす可能性があります。
その他 原子力を取り巻く用語『SI単位』とは？
-SI単位とは何か-SI単位とは、国際単位系（Système International d'Unités）の略であり、物理量の測定に世界中で使用されている一連の基本単位です。SI単位は、一貫性があり、国際的に受け入れられる、正確な測定値を提供するために設計されています。SI単位は、メートル（長さ）、キログラム（質量）、秒（時間）などの基本単位に基づいています。これらの基本単位から、面積、体積、速度などの他の多くの単位が派生します。各SI単位には特別な記号が割り当てられており、たとえば、メートルは「m」、キログラムは「kg」、秒は「s」で表されます。
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。
原子力安全に関すること 原子炉におけるドライアウト現象について
ドライアウトとは、原子炉における重要な現象の1つです。ドライアウトは、燃料集合体の表面に流れる液体冷却材が蒸発して気泡層を形成し、燃料表面から冷却材が蒸発によって除去されるときに発生します。この気泡層ができると、燃料表面の温度が急激に上昇して燃料集合体の損傷につながる可能性があります。ドライアウトは、原子炉の安全運転を確保するために綿密に監視され、予防策が講じられています。
原子力安全に関すること 炉停止余裕
炉停止余裕とは、原子力発電所を安全に運転するために必要な余剰の停止能力のことです。原子炉が急停止した場合でも、熱や放射線を安全に制御できるようにする猶予時間のことです。この猶予時間確保によって、原子炉の損傷や放射性物質の放出を防止しています。炉停止余裕は、発電所の設計、設備、運転手順など、さまざまな要素を組み合わせて確保されます。
原子力の基礎に関すること 原子力用語『熱外中性子』を分かりやすく解説
原子力用語の「熱外中性子」とは、エネルギーが非常に低い中性子のことを指します。中性子は原子核の中にある粒子で、電荷を持たない中性な性質を持っています。中性子のエネルギーは、その温度によって決まります。一般的に、高い温度になると中性子のエネルギーも高くなります。熱外中性子は、周囲の物質の温度よりもはるかに低いエネルギーを持っているのです。熱外中性子は、原子炉の減速材（モデレータ）によって生成されます。減速材は、中性子のエネルギーを下げる働きを持つ物質です。原子炉の中性子は、最初に燃料で核分裂反応を起こすことで発生します。この中性子は非常に高エネルギーですが、減速材を通過することでエネルギーを失い、熱外中性子となります。
原子力安全に関すること 原子力におけるインターロック
-インターロックとは-インターロックとは、機械的、電気的、ソフトウェアの手段を用いた安全装置の一種で、特定の条件が満たされるまで、ポンプやバルブなどの機器を作動させたり、システム内の特定の操作を実行したりすることを防ぎます。原子力施設では、インターロックは原子炉の安全で安定した運転を確保するために重要な役割を果たします。インターロックは、誤操作や電気的・機械的な故障によって制御棒の誤挿入や冷却材の喪失を防ぐことで、原子炉の緊急時対応に役立ちます。
原子力施設に関すること キャンドローターポンプ：原子力における放射性流体の循環
キャンドローターポンプとは何かキャンドローターポンプは、軸封がなく、回転するケーシングとローターのみで構成される遠心ポンプの一種です。ケーシングはポンプ本体に取り付けられており、ローターは磁気浮遊によってケーシング内で回転します。この構造により、軸封が必要なく、放射性流体や有毒流体が外部環境に漏洩するリスクが軽減されます。
原子力施設に関すること 材料試験炉：原子力技術開発の要
-目的と機能-材料試験炉は、原子力技術開発の重要な基盤となっています。その主な目的は、原子炉の内部環境を模擬し、材料の耐放射線性と耐腐食性を評価することです。これにより、原子炉の安全性と信頼性を向上させるために、使用可能な材料を特定することができます。また、材料試験炉は、材料の照射効果を研究するために使用されます。原子炉で発生する放射線は材料にダメージを与える可能性があり、その損傷の程度を把握することは、原子炉の寿命を予測し、安全性を確保するために不可欠です。材料試験炉で得られたデータは、材料の劣化メカニズムを理解し、原子炉の運転条件を最適化するために役立てられます。
原子力施設に関すること 原子炉水化学：原子炉冷却水の放射線分解と放射性腐食生成物
原子炉水化学は、原子炉の冷却水における放射線分解と放射性腐食生成物の生成を制御する重要な分野です。原子炉内の冷却水は、中性子照射により放射線分解され、水素や過酸化水素などの放射性分解生成物を生成します。これらは原子炉構造材や燃料被覆管との反応により、放射性腐食生成物を生成します。これらの生成物は、腐食や燃料の欠陥を引き起こし、原子炉の安全と性能に影響を与えます。原子炉水化学は、これらの生成物を制御し、原子炉の安全と耐久性を確保するために不可欠な役割を果たしています。
放射線防護に関すること 原子力用語「制動放射線」わかりやすく解説
制動放射線の発生メカニズムは、高速電子が原子核の電磁場に急激に減速されることで生じます。この過程で、電子は電磁場にエネルギーを放出し、それが電磁波として観測されます。この電磁波が高エネルギー（X線やガンマ線）である場合、制動放射線と呼ばれます。制動放射線が放出されるためには、電子は十分な運動エネルギーを持って原子核に衝突する必要があります。
原子力の基礎に関すること マルテンサイトとは？その特徴と仕組み
-マルテンサイトとは何か-マルテンサイトとは、鉄鋼などの鉄基合金を急冷したときに生成される、非常に硬く脆い鉄鋼組織のことです。 急速冷却により、オーステナイトと呼ばれる高温度の鉄鋼組織が変態し、マルテンサイトという針状の組織が形成されます。この変態は、マーテンサイトと呼ばれるドイツの冶金学者にちなんで名付けられました。
放射線防護に関すること 被ばく経路とは？分かりやすく解説
-被ばく経路の意味-被ばく経路とは、放射性物質が人体の内部または外部からどのようにして体内に取り込まれるかを表す用語です。被ばくには大きく分けて2つの経路があります。* -外部被ばく- 放射性物質が体外にある場合に、その放射線が身体を透過して内部に達するものです。* -内部被ばく- 放射性物質が体内に取り込まれる場合に、体内から放射線が発生して被ばくを引き起こすものです。体内に取り込まれる方法としては、吸入、経口摂取、傷口からの吸収などがあります。
放射線防護に関すること ＣＰトラップとは？原子炉の安全に不可欠な技術
-ＣＰとは？-ＣＰ（原子炉格納容器減圧系）とは、原子炉の安全確保に不可欠なシステムです。原子炉格納容器内の圧力が許容値を超過した場合に、外部に圧力を逃がして圧力を下げる役目を果たします。原子炉が急停止した際や事故が発生したときに、格納容器の損傷を防ぐために作動します。ＣＰは通常、復水器（蒸気を使用して水を温める装置）とフィルターで構成されており、格納容器内の過剰蒸気を冷却して圧力を低下させます。ＣＰは、原子炉の安全な運転と、原子力事故発生時の災害リスクの低減に貢献している重要な技術です。
その他 高強度場科学の最前線
高強度場科学とは、物質と非常に強い電磁場の相互作用を研究する分野です。この分野では、レーザーなどの光を駆使して、通常では不可能なほどの強度の電磁場を発生させます。この高強度場により、物質の電子構造が劇的に変化し、新しい物性や現象が現れます。高強度場科学は、基礎物理学から応用科学まで、幅広い分野に影響を与えています。基礎物理学においては、場の理論や相対論効果の検証に役立てられています。また、応用科学においては、極端紫外線レーザーや粒子加速器の開発に貢献しています。さらに、医療分野では、がん治療への応用が期待されています。
放射線防護に関すること 線量の単位「レム」の廃止と現在使用されている「シーベルト」
「レムとは何か？」レム（rem）は、かつて使用されていた放射線被ばくの単位です。レムは、放射線の種類や放射線に対する人体組織の感受性を考慮して、生物学的影響を測定するために使用されていました。つまり、同等の生物学的効果を持つさまざまな種類の放射線を比較することを可能にしました。
原子力の基礎に関すること 原子力用語「コリメータ」とは？
コリメータとは、放射線を特定の方向に絞るために使用される装置です。平行ビームや円錐ビームなどの特定の方向に放射線を照射する際に使用されます。コリメータは、主に医療用画像診断や放射線治療で使用されています。
核燃料サイクルに関すること 原子力用語『TBP』
原子力用語でTBPとは、トリブチルリン酸（またはトリブチルリン酸エステル）の略です。TBPは、原子力発電所で核燃料を再処理する際に使用される有機溶媒の一種です。原子力発電所の使用済み核燃料にはウランやプルトニウムなどの核分裂生成物が含まれており、これらを回収するために再処理が行われます。TBPは、核分裂生成物を核燃料から抽出するために使用され、抽出後の核分裂生成物は各種の用途に使用されます。
原子力の基礎に関すること 原子力用語解説：DNBRと炉心熱設計余裕
-DNBRとは？-DNBR（臨界熱流量比）とは、原子炉炉心内の燃料棒表面で発生する熱流量と、その燃料棒表面で発生する臨界熱流量の比です。臨界熱流量とは、沸騰した冷却材が燃料棒表面から蒸発し始める熱流量のことです。つまり、DNBRは冷却材が蒸発し始める熱流量に対する、実際の熱流量の余裕を示します。DNBRが1以下の場合、燃料棒表面で冷却材が蒸発し始め、燃料棒への熱伝達が悪化します。これは、燃料棒の温度上昇につながり、最終的には燃料棒の破損や原子炉の事故につながる可能性があります。したがって、原子炉の安全性を確保するためには、DNBRを常に1以上に維持する必要があります。
原子力施設に関すること 内蔵型再循環ポンプ
インターナルポンプとは、水槽内蔵型の再循環ポンプの総称です。水槽の壁面や底面に取り付けることで、水槽内の水を循環させます。外部フィルターとは異なり、本体が完全に水槽内に設置されるため、ホースや配管が不要で、すっきりとした見た目を保てます。また、小型で設置が容易なため、初心者でも手軽に取り扱えるのが特徴です。