日本原子力研究開発機構：プレス発表

1）高温ガス炉: 高温ガス炉は、①冷却材には化学的に不活性なヘリウムガスを用いているため、冷却材が燃料や構造材と化学反応を起こさないこと、②燃料被覆材にセラミックスを用いているため、燃料が1600℃の高温に耐え、核分裂生成物(FP)の保持能力に優れていること、③出力密度が低く(軽水炉に比べ1桁程度低い）、炉心に多量の黒鉛等を用いているため、万一の事故に際しても炉心温度の変化が緩やかで、燃料の健全性が損なわれる温度に至らないこと等の安全性に優れた原子炉である。また、900℃を超える高温の熱を原子炉から取り出せることから、熱効率に優れるとともに、水素製造等の発電以外での利用など原子力の利用分野の拡大に役立つ原子炉である。
2）EAGLE及びEAGLE-Ⅱ: 原子力機構とカザフスタン国立原子力センターとの間の高速増殖炉（FBR）の炉心溶融事故^注）を模擬した高度な実験技術に関する共同研究の名称
炉心溶融事故^注）
　原子炉の炉心の冷却が不十分な状態が続き、あるいは炉心の異常な出力上昇により、炉心温度が上昇し、燃料溶融に至る事故。例えば｢もんじゅ｣においては、外部電源が喪失し3台ある炉心冷却ポンプは全て停止した場合において、制御棒が作動せず炉停止に失敗、炉心燃料が溶融するような事故を想定して安全評価が行われた。そして、このような技術的に起こるとは考えられない事象に対しても炉心は冷却され、防止対策との関連において放射性物質の放散は適切に抑制されることが確認されている。
3）材料試験炉（JMTR : Japan Materials Testing Reactor）: 独立行政法人日本原子力研究開発機構の試験研究用原子炉で茨城県東茨城郡大洗町にある。原子炉の型式は軽水減速軽水冷却タンク型で最大熱出力は50MW。平成19年度から4年間で原子炉施設の改修を行い、平成23年度から再稼動を計画している。その後、約20年間利用し、平成42年度頃まで運転を行う予定である。
　再稼動後のJMTRに期待される役割としては、軽水炉の長期化対策（現行軽水炉の高経年化対策、次世代軽水炉の開発）、科学技術の向上（核融合炉用材料、機器等の開発等）、産業利用の拡大（⁹⁹Moの製造等）、原子力人材育成である。
4）放射性同位元素（Radioisotope：RI）: 同じ元素で中性子の数が違う核種の関係を同位体と呼ぶ。同位体は安定なものと不安定なものがあり、不安定なものは時間とともに放射性崩壊して放射線を発する。これが放射性同位体である。モリブデン（Mo）の場合、天然に存在する同位体として、⁹²Mo、⁹⁴Mo、⁹⁵Mo、⁹⁶Mo、⁹⁷Mo、⁹⁸Mo、¹⁰⁰Moがあり、このうち、⁹⁸Moが中性子を１個吸収することにより放射性同位元素である⁹⁹Moになる。⁹⁹Moはβ^-崩壊することにより^99mTcになる。
5）放射性診断薬: 放射性同位元素（RI）で標識した化合物を使用した診断は、患者にほとんど負担を与えることなく高度な情報を与える検査として認められ、全国の中核病院の放射線科あるいは核医学科で日常的に実施されている。放射性診断薬に用いられるRIはすべてγ線放出核種で、γ線の放出は、診断に必要な時間だけでよいため、使用される代表的なRIとしては、半減期が一般に数時間から4日以下と短い、^99mTcや¹²³Iが使用されている。
6）モリブデン-99（⁹⁹Mo): モリブデン（Mo）は、原子番号 42 の元素。銀白色の硬い金属。⁹⁹Moはβ^-崩壊することにより、^99mTcとなるため、^99mTcの親核種である。
7）テクネチウム-99m: 原子番号 43 の元素。元素記号は Tc。白金に似た外観を持つ銀白色の放射性の金属である。地球上には放射性同位体しか存在しない。
　β線を放出せずγ線のみを放つ^99mTcの特性を活かし、各種リガンド（特定の受容体に特異的に結合する物質）と標識して骨・腎臓・肺・甲状腺・肝臓・脾臓などの臓器を描出するシンチグラフィ検査（放射性同位元素を利用した画像検査）に用いる。
8）金属ベリリウム: 原子番号は4であり、原子量は約 9.012 の金属元素で、比重は 1.85、融点は約1300℃である。銀白色の金属で、空気中では表面に酸化被膜が生成され安定に存在する。アルファ線照射により中性子を放出する中性子線源であり、原子炉での中性子の反射材や減速材として利用されている。
9）乾式ベリリウムリサイクル技術: 照射済ベリリウム中にはトリチウムやコバルト-60などのような放射性不純物が含まれているため、これらを除去するための精製工程として、ハロゲンガス（Cl₂、I₂など）を用いて揮発性のベリリウム化合物にし、ハロゲン化合物を熱分解により再び金属ベリリウムと分離することにより、より高純度のベリリウムを生成することができるリサイクル技術のことである。
10）in-situの破損検出技術開発: 高温ガス炉用燃料の健全性を評価するために、材料試験炉を利用した中性子照射試験が行われる。in-situ破損検出器は、これらの照射試験の際に燃料破損の有無を検出するもの。
　照射試験中に何らかの原因によって高温ガス炉用燃料が破損した場合、燃料の核分裂生成物がヘリウム冷却材に混入する。本検出器は、ヘリウム冷却材に混入した核分裂生成物を連続的にサンプリングしながらシンチレーション検出器等の放射線検出器で測定し、燃料破損の有無を検出する装置である。
11）トカマク装置: 物質が高温になると、原子は原子核と電子とがバラバラの状態（プラズマと呼びます）になるが、原子核は＋の電荷、電子は－の電荷を持つため、磁場を印加すると磁力線に沿って螺旋運動を行うため、磁力線でカゴを作ると、高温プラズマを閉じ込めることができる。トカマク装置は、ドーナツ状のプラズマ閉じ込め装置であり、ドーナツ状に沿って並べた電磁石とプラズマ中に電流で発生する磁場とを組合わせて磁力線のカゴを生成するものである。50万ｋWの核融合熱出力を目指す、国際核融合実験炉（ITER）も同様な方式である。
12）ブランケット: ブランケットは、炉心プラズマで発生する中性子を用いて、熱の取り出しや燃料となる三重水素（トリチウム）の増殖を行う機器であり、核融合炉による発電のために最も重要な機器の一つである。核融合炉は、中性子の運動エネルギーをブランケットで熱に変換し、その熱を取り出して発電に利用する。さらに重水素とトリチウムの反応を用いた核融合炉では、重水素とトリチウムが燃料であるが、トリチウムは天然に存在しないため、人工的に作り出す必要がある。そこで、核融合反応が発生しているプラズマを包むような構造体にトリチウム化合物を入れて設置し、核反応によって発生する中性子を利用して、リチウム原子の核反応によりトリチウムに転換することが考えられている。

【用語集】