第5章 原子力発電の安全性

【5-1-1】火力発電と原子力発電の違い

【5-1-2】沸騰水型炉（BWR）原子力発電のしくみ

【5-1-3】改良型沸騰水型炉（ABWR）の構造上の特長

【5-1-4】改良型沸騰水型炉（ABWR）の特長

【5-1-5】加圧水型炉（PWR）原子力発電のしくみ

【5-1-6】原子炉圧力容器断面図

【5-1-7】燃料集合体の構造と制御棒

【5-1-8】天然ウランと濃縮ウラン

【5-1-9】原子力発電と原子爆弾の違い

【5-2-1】原子炉の固有の安全性（自己制御性）

【5-2-2】非常用炉心冷却装置等の例（BWR）

【5-2-3】非常用炉心冷却装置等の例（PWR）

【5-2-4】原子力発電所の定期検査の目的

【5-2-5】設備の健全性評価の方法

【5-2-6】原子力安全規制の体制変更

【5-2-7】原子力安全規制体制

【5-2-8】原子力発電所の新規制基準

【5-2-9】原子力発電所の定期安全レビューと高経年化対策

【5-2-10】地震の知識

【5-2-11】原子力発電所と一般建築物の揺れの差

【5-2-12】運転責任者の選任

【5-2-13】実用発電用原子炉に対する規制の流れ

【5-2-14】発電所建設までの環境アセスメント制度

【5-3-1】原子力発電所のトラブル件数の推移

【5-3-2】トラブル発生時の対応

【5-3-3】原子力発電所の設備利用率

【5-4-1】チェルノブイリ原子力発電所の構造

【5-4-2】チェルノブイリ原子力発電所事故の経過

【5-4-3】チェルノブイリ原子力発電所事故の原因

【5-5-1】スリーマイルアイランド原子力発電所事故の概要

【5-6-1】美浜発電所2号機事故の概要

【5-6-2】美浜発電所3号機二次系配管破損事故の概要

【5-6-3】浜岡原子力発電所1号機配管破断事故の概要

【5-6-4】高速増殖原型炉｢もんじゅ｣の ナトリウム漏えい事故の概要

【5-6-5】高速増殖原型炉｢もんじゅ｣改造工事の概要

【5-6-6】（株）ジェー・シー・オー ウラン加工工場 臨界事故の概要

【5-7-1】国際原子力・放射線事象評価尺度（INES）

【5-7-2】世界原子力発電事業者協会（WANO）

【5-8-1】国の原子力防災体制

【5-8-2】緊急事態区分（3段階）の明確化

【5-8-3】原子力災害時の対策区域の拡大

【5-8-4】住民に対する放射線防護のイメージ

【5-8-5】運用上の介入レベル（OIL）と防護措置の内容

【5-8-6】政府と事業者間のネットワーク強化

【5-8-7】緊急時迅速放射能影響予測 ネットワークシステム（SPEEDI）

【5-8-8】原子力損害賠償制度