目次
原子力の利用を考える基礎を知るために——刊行にあたって
はじめに
第1章 原子力問題と放射性廃棄物 (山名 元)
1-1 放射性廃棄物に関わる論争
1-1-1 原子力反対機運と放射能
1-1-2 放射性廃棄物に対する国民感情
1-1-3 放射性廃棄物を考える
1-1-4 廃棄物の量的感覚
1-1-5 放射性廃棄物に対する市民理解の難しさ
1-2 放射性核種と放射能を知る
1-2-1 放射性核種と放射性壊変
1-2-2 放射線と放射能
1-2-3 放射能と半減期
1-2-4 放射線による被曝
1-2-5 さまざまな放射性核種
1-2-6 原子力利用に伴う放射性核種
1-2-7 人工放射性核種の位置づけ
1-2-8 放射性廃棄物管理の視点から見た放射能
1-3 放射性廃棄物への取り組み
1-3-1 放射性廃棄物に対する基本的考え方
1-3-2 人への影響の抑制
1-3-3 放射性廃棄物発生の全体像
1-3-4 使用済核燃料や放射性廃棄物についての国際的取り決め
コラム 1 β−放射性壊変と137Cs (上原章寛)
第2章 使用済核燃料の発生 (山名 元・窪田卓見)
2-1 使用済核燃料の発生
2-1-1 使用済核燃料の発生
2-1-2 使用済核燃料の発生量
2-1-3 使用済核燃料の貯蔵状況
2-2 使用済核燃料の性状
2-2-1 核燃料中での放射性核種の生成
2-2-2 使用済核燃料の元素組成
2-2-3 使用済核燃料の放射能と放射線毒性
2-2-4 使用済核燃料の放射能の時間変化
2-2-5 使用済核燃料の発熱
2-3 使用済核燃料の保管と管理
2-3-1 使用済核燃料の保管
2-3-2 使用済核燃料の中間貯蔵施設
2-4 使用済核燃料問題
第3章 核燃料サイクルとは (山名 元・上原章寛)
3-1 核燃料サイクル
3-1-1 核燃料サイクルとは
3-1-2 核燃料サイクルでのウランの流れとフロントエンド
3-1-3 原子力のバックエンドの選択肢
3-1-4 わが国の燃料サイクルの状況
3-2 バックエンド管理を考える
3-2-1 使用済核燃料中でのTRU核種の生成
3-2-2 再処理による元素の分離回収
3-2-3 軽水炉(LWR)使用済核燃料の燃料としての価値
3-2-4 バックエンド路線を決める要素
3-2-5 高レベル放射性廃棄物の比較
3-2-6 軽水炉(LWR)の核燃料サイクルのコスト
3-3 わが国での再処理路線
3-3-1 原子力委員会での検討
3-3-2 燃料サイクルについての考え方
3-4 軽水炉(LWR)使用済核燃料の再処理
3-4-1 再処理工場とは
3-4-2 ピューレックス再処理法
3-4-3 再処理工場の安全性
3-5 代替の再処理法
3-5-1 代替湿式再処理法
3-5-2 乾式再処理法
3-6 混合酸化物燃料の利用
3-6-1 プルサーマル
3-6-2 MOX燃料の特徴
3-6-3 プルサーマルの運用
3-6-4 核燃料サイクルからの廃棄物のフロー
コラム2 六ヶ所再処理工場の経緯 (山名 元)
第4章 放射性廃棄物とは (山名 元・出光一哉)
4-1 放射性廃棄物の管理体系
4-1-1 焦眉の急の処理・処分スキーム
4-1-2 さまざまな放射性廃棄物とその素性
4-1-3 放射性廃棄物として扱うものと,扱わないもの
4-1-4 放射性廃棄物の分類
4-1-5 放射性廃棄物の処置の考え方
4-1-6 液体廃棄物と気体廃棄物
4-1-7 低レベル放射性廃棄物の処理方法
4-1-8 高レベル放射性廃液の処理方法
4-1-9 IAEAの管理体系と安全原則
4-2 放射性廃棄物「処分」の展望
4-2-1 廃棄物のリスクを極小化する処分
4-2-2 放射性廃棄物の処分に求められること
4-2-3 放射能レベルによる廃棄物の区分
4-2-4 処分の形態
4-2-5 低レベル放射性廃棄物の浅地中処分
4-2-6 地層処分
4-2-7 地層処分の安全性
4-2-8 地層処分という“4次元的希釈”
4-2-9 炭素14とヨウ素129の特殊性
4-2-10 深い地下の研究
4-2-11 処分地の選定
第 5 章 核変換 (山名 元)
5-1 核変換処理とは何か
5-1-1 核変換の原理
5-1-2 核変換の方法
5-2 核変換の仕組みと原理
5-2-1 中性子と原子核の相互作用
5-2-2 中性子を発生させる仕組み
5-2-3 重元素を使った高エネルギー中性子発生の原理
5-2-4 原子炉を使ったマイナーアクチニド核種の核変換
5-2-5 核変換量
5-2-6 国内外における核変換研究
コラム 3 ノーベル物理学賞受賞者Carlo Rubbia博士の提案 (山名 元)
コラム 4 さまざまな加速器と大型化 (石 禎浩)
第6章 加速器駆動未臨界システム(ADS)による核変換の研究 (卞 哲浩・石 禎浩)
6-1 加速器駆動未臨界システム(ADS)の開発
6-1-1 実用機の概念
6-1-2 実現に必要な技術課題
6-1-3 ADS加速器に要求される性能
6-1-4 JAEAの加速器駆動未臨界システム(ADS)開発計画
6-2 ADSに関わる基礎研究
6-2-1 核破砕中性子源で駆動される未臨界体系の核特性研究の重要性
6-2-2 京都大学原子炉実験所におけるADS実験
6-2-3 FFAG加速器を用いた結合実験
6-2-4 FFAG加速器を用いたKUCA実験
コラム 5 臨界集合体実験装置KUCA (卞 哲浩)
第7章 放射性廃棄物の視点から原子力と燃料サイクルを考える (山名 元)
7-1 原子力システムのリスクを下げる
7-1-1 原子力ライフサイクルのリスク
7-1-2 放射性廃棄物とバックエンドのリスク
7-1-3 リスク低減の基本方針
7-1-4 リスクをどこまで下げるか
7-1-5 コストの感覚
7-2 放射性廃棄物のリスクを下げる
7-2-1 燃料システム全体からの視点
7-2-2 放射性廃棄物負荷を小さくするための方向性
7-2-3 核種生産量の低減と在庫量の低減
7-2-4 高レベル放射性廃棄物と低レベル放射性廃棄物
7-2-5 原子力の終わり方の問題
7-2-6 燃焼度の問題
7-3 軽水炉システムでの改良の方向性
7-4 燃料サイクルとTRU核種のマネージメント
7-4-1 TRU核種管理のパターン
7-4-2 TRU核種マネージメントに高速炉を使う理由
7-4-3 プルサーマルの特性
7-4-4 TRUの積極的リサイクルに必要な条件
7-4-5 トリウム燃料の利用がTRU核種低減に生きるのか
7-5 将来の路線選択のあり方
7-5-1 バックエンドと国民理解
7-5-2 リサイクル形態
7-5-3 分離核変換の導入について
7-5-4 分離核変換の条件
7-6 トリウム燃料サイクルによるTRU核種の低減
7-6-1 トリウムの利用
7-6-2 トリウム燃料の利用
7-6-3 トリウム溶融塩炉
7-6-4 トリウム利用の可能性
7-7 どのような原子力を目指すか
7-7-1 今後の原子力利用展望
7-7-2 原子力終了の場合のバックエンド対策のオプション
7-7-3 原子力継続利用の場合のバックエンド対策のオプション
7-7-4 TRU核種の積極的燃焼を進める分離核変換オプション
7-7-5 高温ガス炉の利用の可能性
7-8 多様性が求められる今後の原子力研究
7-8-1 多様性の重要性
7-8-2 大学としての取り組み
付録 技術解説:活断層,地震・津波によるハザードとその対策
(釜江克宏・隈元 崇)
第1節 活断層と原子力規制
(1)原子力発電所の耐震安全性に関わる活断層評価
(2)日本列島で発生する被害地震のタイプと原子力発電所の関係
(3)原子力発電所の耐震安全性評価の取り組みの経緯
(4)活断層と変動地形
(5)活断層と地震の繰り返しや規模との関係
(6)震源を事前に特定できない場合の地震に対する耐震安全性評価
(7)変動地形学に基づく活断層評価を強震動予測に生かすために
第2節 「基準地震動」の導き方
(1)応答スペクトルによる地震動評価
(2)断層モデルによる地震動評価
第3節 1,600GALを超えるKURの基準地震動の背景
(1)活断層連動による地震のモデル化
(2)不確定性と「残余のリスク」
第4節 不確定性の考慮のためのロジックツリー構築
参考文献
おわりに
索 引
