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論文

7.2.3 環境修復実施に向けての準備

宮原 要; 川瀬 啓一

原子力のいまと明日, p.159 - 167, 2019/03

福島原子力発電所事故からの環境修復の準備のため実施された除染モデル実証事業で得られた知見について解説する。

論文

放射線(能)の単位

高橋 史明

原子力のいまと明日, p.109 - 111, 2019/03

日本原子力学会では、一般向けの解説として、「原子力のいまと明日-東京電力福島第一原子力発電所事故の経験から」の出版を企図した。この解説書では、原子力発電所の概要、東京電力福島第一原子力発電所事故やその後の対応等とともに、放射線の基礎知識や利用についても解説を与える。本稿では、放射線計測や防護で用いられる単位として、基本となる吸収線量などの物理量、放射線防護の目的で用いられる防護量及び計測のために定義される実用量を解説する。また、放射線作業環境で実測され、内部被ばく防護の基本となる放射能の単位についても説明する。さらに放射線管理の現場で有用な単位として、放射能と線量を関係づける線量率定数を紹介する。

論文

5.1.2 放射線の性質と特徴

高橋 史明

原子力のいまと明日, p.106 - 109, 2019/03

日本原子力学会では、一般向けの解説として、「原子力のいまと明日-東京電力福島第一原子力発電所事故の経験から」の出版を企図した。この解説書では、原子力発電所の概要、東京電力福島第一原子力発電所事故やその後の対応等とともに、放射線の基礎知識や利用についても解説を与える。本稿では、$$alpha$$線, $$beta$$線, $$gamma$$線及び中性子の各種類の放射線の性質として、電離や励起の相互作用の起こり方や物質中の透過等を解説する。また、これらの各種放射線の性質に起因して異なる被ばくの特徴とともに、その防護策について解説する。特に、東京電力福島第一原子力発電所事故後にサイト外で観測されたヨウ素131やセシウム137については、内部被ばくの特徴や事故後に進められた防護対策等を紹介する。

論文

3.5.3 汚染水処理技術

内田 俊介

原子力のいまと明日, p.63 - 68, 2019/03

福島第一原子力発電所の事故後8年間の汚染水処理の状況をレビューし、汚染水に係わる課題、特にトリチウムの取り扱いと今後への提言を紹介した。

論文

11.1.3 原子力人材育成ネットワークの活動

桜井 聡

原子力のいまと明日, p.287 - 288, 2019/03

原子力人材育成ネットワーク は、産学官の原子力人材育成機関の情報共有と相互協力及び我が国全体で一体となった原子力人材育成体制の構築を目指して平成22(2010)年11月に発足し、平成30(2018)年の時点で78機関が参加している。日本原子力学会が刊行する「原子力のいまと明日」の11.1.3節として、同ネットワークの活動の概要を紹介する。

論文

10.2.2 高速炉の概要と世界の開発動向

上出 英樹

原子力のいまと明日, p.265 - 268, 2019/03

高速炉システムの概要と世界での開発動向を最も開発が進んでいるナトリウム冷却高速炉(SFR)を中心に、直近の高速炉開発関連国際会議であるFR17会議(IAEA主催、ロシア、エカテリンブルク)での論文報告をベースにロシア,フランス,中国,インド,米国,韓国について、並びに日本の開発状況を解説した。

論文

10.2.1 軽水炉の改良についての世界的なトレンド

日高 昭秀

原子力のいまと明日, p.264 - 265, 2019/03

最近の軽水炉の改良のトレンドとして、現時点における最新の原子炉である第3+世代炉(ABWR, APWR等)の先進的な安全対策について紹介した。第3+世代炉は、機器の信頼性や耐震性の向上、受動的安全設備の導入、シビアアクシデント(SA)対策、テロ対策の導入など、第2世代炉(既設のBWR, PWRの大部分)と比較して安全性が飛躍的に向上するとともに、SA時の周辺住民の避難を不要とする設計を目標としている。具体的なSA対策として、欧州加圧型炉(EPR)を例に、燃料が溶融し圧力容器が破損した場合でも溶融した燃料を受け止め冷却水等により冷却することで格納容器の破損を回避することを目的としたコアキャッチャー, 燃料が溶融した場合でも重力落下による注水を行い圧力容器を水没させることで圧力容器を冷却し圧力容器破損を回避することを目的とした原子炉容器内保持システム、及びECCSの信頼性を向上させるため、安全系の多重性を4系統に強化(設計基準事故用2系統, オンラインメンテナンス用1系統, SA用1系統)した設計例について説明した。

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