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用語解説

AM(Accident Management)

 アクシデントマネジメントの項を参照


CP(Corrosion product)

 放射性腐食生成物
 ステンレス鋼などの原子炉を構成する材料から化学的な作用によって生成された腐食物が冷却材(ナトリウムなど)とともに循環している間に、炉心の中性子によって放射化された物質のこと。コバルト60、コバルト58、マンガン54など。


EAGLE (Experimental Acquisition of Generalized Logic to Eliminate recriticalities)プロジェクト

 カザフスタン共和国の研究炉(IGR炉;黒鉛減速パルス出力炉)を用いた日本とカザフスタンとの共同試験研究プロジェクト(今後、仏国も参加予定)。炉心損傷事故時に溶融燃料を速やかに炉心外に排出する仕組みにより再臨界が生じないとの見通しを実験的に得ることを目的としている。


FBR(Fast Breeder Reactor)

 高速増殖炉の項を参照

FFD(Failed Fuel Detection)

 破損燃料検出
 炉心に装荷している燃料の破損を検出すること。


GACID(Global Actinide Cycle International Demonstration)

 包括的アクチニドサイクル国際実証
 高速実験炉「常陽」及び高速増殖原型炉「もんじゅ」を用いて、マイナーアクチニド(MA)を含んだ燃料の照射試験を実施し、MAのリサイクルが可能であることを実証する国際共同計画。参加国(機関)は、日本(JAEA)、仏国(CEA)、米国(DOE)の3国。


GIF(Generation IV International Forum)

 第4世代原子力システム国際フォーラム
 第4世代炉の開発プログラムを国際的に推進するための枠組み。米、日、英、韓、南ア、仏、カナダ、ブラジル、アルゼンチン、スイスの10カ国と1機関(EU) が2001年7月に結成。6つの原子炉概念に絞って研究開発を進めている。その後、中国、ロシアが加わり、現在は12カ国と1機関が参加。


ISI (In-Service Inspection)

 供用期間中検査
 原子力発電所などの原子炉施設において、運転休止期間中に非破壊検査により構成機器の検査を行い、機器に要求される安全機能の確認をする検査のこと。


MA(Minor Actinide)

 マイナーアクチニドの項を参照。


MOX(Mixed Oxide)燃料

 混合酸化物燃料の項を参照


O/M比

 原子炉で使用される核燃料に含まれるウランやプルトニウムなどの重金属元素(Metal)と酸素(Oxygen)との原子数の比率のこと。酸化物燃料の特性を評価する指標の一つ。


Phenix

 フランス原子力庁(CEA)マルクール研究所にある高速増殖原型炉。1973年初臨界、2010年運転終了。


PSA(Probabilistic Safety Assessment)

 確率論的安全評価の項を参照


Pu富化度

 プルトニウム富化度
 ウランとプルトニウムの混合酸化物燃料に含まれるプルトニウムの濃度のこと。


SA(Severe Accident)

 シビアアクシデントの項を参照


VVVF(Variable Voltage Variable Frequency)

 可変電圧・可変周波数制御
 交流電動機をその特性に合わせて任意の速度、回転数で動作させる制御方式。


アクシデントマネジメント

 設計基準上では想定していないような事態発生に備えてあらかじめ設置した機器や、設計上使用できる保証がなくても実際には使用可能な機器などを活用することによって、事故のシビアアクシデント への発展を防止するために採られる措置。若しくは、万一シビアアクシデントに至った場合でも被害を最小限にとどめるために採られる措置。
 (出典:原子力規制委員会ホームページ(旧保安院の用語集)から  http://www.nsr.go.jp/archive/nisa/word/1/0024.html)


確率論的安全評価

 原子力施設の異常をもたらす事象の組み合わせ(事故シーケンス)とその発生確率、事故シーケンスがもたらす影響及びリスク を体系的に評価する方法。
 (出典:原子力規制委員会ホームページ(旧保安院の用語集)からhttp://www.nsr.go.jp/archive/nisa/word/6/0150.html)


高次化プルトニウム

 プルトニウムの同位体のうち、核分裂性同位体であるプルトニウム239よりも質量数の大きい同位体(プルトニウム240、241など)の割合が相対的に高いプルトニウムのこと。


高速増殖炉

 プルトニウムとウランの混合酸化物(MOX燃料)などを燃料として使用し、プルトニウムなどの核分裂により発生する高速中性子を、核分裂反応の維持だけではなく、ウラン238の中性子捕獲反応による新たな核分裂性プルトニウムの生成などにも利用することで、最終的には、使用した燃料よりもさらに多くの燃料を新たに生み出すこと(増殖)を目的とした原子炉。


コールドトラップ

 ナトリウム中の不純物の溶解度が温度の低下とともに減少することを利用し、ナトリウム中の不純物を取り除く装置のこと。


混合酸化物燃料

 原子炉で使用される核燃料のうち、ウランとプルトニウムの酸化物を混合して製造される燃料のこと。


再臨界

 炉心損傷事故において、溶融した炉心燃料が大規模に集中して予期せぬ臨界に至った場合のこと。


シビアアクシデント

 原子炉において、炉心が損傷し大量の放射性物質が放出される可能性があるような苛酷な事故(たとえば格納容器の損傷など)。苛酷事故とも呼ばれる。


線出力

 燃料棒(燃料要素、燃料ピンともいう。)の単位長さあたりの出力(発熱量)のこと。kW/m、W/cmなどの単位で表す。


燃焼度

 核燃料の燃焼程度を示す量のこと。核燃料の重量あたりの累積発熱量(MWd/t)や核分裂を起こした重金属元素(ウラン、プルトニウム等)の原子数比率(at%)で表す。


被覆管

 燃料棒(燃料要素、燃料ピンともいう)から核分裂生成物などが外部に漏れることを防ぐため核燃料を密封する金属製のさや管のこと。核燃料を装填後、両端部を溶接密封する。軽水炉ではジルコニウム合金製、高速増殖炉では、ステンレス鋼製等を使用。


放射性廃棄物

 原子力施設から発生する放射性物質を含む廃棄物の総称。高レベル放射性廃棄物と低レベル放射性廃棄物と2つに大別される。


ホットベッセル

 原子炉容器のコンパクト化を図るため、原子炉容器の炉壁に冷却流路を設けないで簡素な炉容器構造としたもの。


マイナーアクチニド

 原子番号89のアクチニウムから同103のローレンシウムの15種類のアクチニド元素のうち、超ウラン元素(原子番号92のウランよりも大きな原子番号の元素の総称)からプルトニウムを除いた元素(ネプツニウム(Np)、アメリシウム(Am)など)のこと。全て放射性元素であり、長半減期であるものが多いことが特徴。


ループ型炉

 高速増殖炉の代表的な形式の1つ。ループ型炉は、原子炉容器内に炉心を収容し、原子炉容器外に配置した1次冷却系循環ポンプや中間熱交換器を配管で結合している。ループ型は機器の独立性が高く、保守・補修時の接近性に優れている。また、タンク型と比較して耐震性に優れているといわれている。


炉心損傷

 シビアアクシデントとして想定する事象。燃料集合体の形状が崩れる等、著しく炉心が損傷した状態をいう。

お問合せ先

研究開発局原子力課核燃料サイクル室

(研究開発局原子力課核燃料サイクル室)

-- 登録:平成24年12月 --