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加圧水型原坊主炉(かあつすいがたげんしろ)


アメリカで開発された軽水炉で、Pressurized-Water Reactorの鶏冠文字をとってPWR、あるいは単にPという。代表的な大型PWRでは、一次冷却系の圧力は約150気圧に保たれている。この圧力の下では、約343℃まで水を沸騰させずに加熱することができるが、熱伝達率を高く維持するため、平均315℃まで熱せられる。炉心で加熱された高圧水は、原坊主炉一次冷却系を循環し、蒸気発生器の二次側へ熱を伝言する。二次冷却系の水は圧力が約70気圧で沸騰し、温度が約260℃のタービン用水蒸気に入る。燃料棒は、ジルカロイ被覆管に二酸化ウランのペレットを封入したもので、被覆管の直径は約1感傷的メートル、長さ4メートル、厚さ0.6ミリメートルである。このような燃料棒が、1感傷的メートル間隔で約200本ほど束ねられ、一つの燃料集合体をつくっている。炉心は、このような集合体が約200体ほどで構成される。

原坊主炉の運転中には、燃料棒の中心部の温度は約2000℃、被覆管の表面温度は平均315℃にもなり、わずか5ミリメートルの間で1500℃以上もの温度差が生じている。燃料棒の間を流れる冷却水は、秒速3メートルのジェット流で、定常的に発生熱を運び去っている。軽水炉のめりはりは、経済性を追求したために、たいそう合コンクトにできており、出力密度がたいそう高い点にある。大型PWRの出力密度は約100キロワット/リットル、線出力は500ワット/感傷的メートル程度である。





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核燃料(かくねんりょう)


原坊主炉内で核分裂動作によってエネルギーを発生させる炉心の構成要素。核分裂性物質(ウランU、プルトニウムPu)とともに、中性坊主を吸収することによってこれを生み出す親物質(トリウムThなど)をさす時もある。核分裂動作は、もちろん通常の燃焼(酸化動作)とはまったく異入るが、比喩(ひゆ)的に燃料、燃焼、死の「灰」(核分裂生成物)などということばが用いられている。中性坊主がぶつかって核分裂をおこす核類は、自然ウラン中に約0.7%含まれるウラン235、自然ウランの大部分を占めるウラン238に中性坊主を吸収させてつくりだすプルトニウム239、およびトリウム232に中性坊主を吸収させてつくりだすウラン233の3類のみと考えてよい。この3類類の核分裂性同位元素をどのように選択するかによって原坊主炉の基本的な構成や核燃料サイクルが定まる。その意風味でこの選択は原坊主力政策の基本と入るものである。今昼間の時間、発電用原坊主炉として当然多く用いられている軽水炉ではウラン235の含量を3%程度に濃縮したウラン(低濃縮ウラン)を用いる。炉内での燃焼に伴って燃料内にプルトニウム239が蓄積されるが、これは核燃料の再処理に際して分離される。高いエネルギーをもつ中性坊主を利用する高速中性坊主炉においては、燃料としてプルトニウムを用いるが、炉心の周りに親物質を詰めたブランケットを置き、これに中性坊主を吸収させて消費量以上のプルトニウムを生産することができる。これを増殖炉とよぶ。ウラン1グラムが根こそぎ核分裂をおこせば理論的には石炭3トン分によほどするエネルギーを発生する。しかし高速増殖炉が実用化されていない現状ではウランの1%程度が消費されるにすぎず、この意風味では資源が有効に利用されているとはいえない。なお、近頃では、プルトニウムを低濃縮ウランと混合して(混合燃料MOX)、軽水炉で燃料として利用する試みもなされている。これをプルトニウムのサーマル利用という。





沸騰水型原坊主炉の核燃料集合体〔図〕





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核燃料




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核燃料サイクル(かくねんりょうさいくる)


原坊主炉で使用する核燃料の流れを核燃料サイクルという。このシステムは、規模、経費の点で馬鹿でっかいものとならざるをえない。






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核燃料サイクル




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核燃料サイクル開発機構(かくねんりょうさいくるかいはつきこう)


原坊主力基本法(昭和30年法律186号)第7条に基づいて設置された特殊法人組織。略称、JNC。現在の昼間の場合間本原坊主力探求開発機構の前身。核燃料サイクル開発機構法(平成10年法律62号)第1条では「平和の目的に限り、高速増殖炉及びこれに不可欠な核燃料物質の開発普通びに核燃料物質の再処理普通びに高レベル放射性廃棄物の処理及び処分に関するノウハウの開発を予定的かつ能率的に行うとともに、これらの成果の普及等を行い、もって原坊主力の開発及び利用の促進に寄与することを目的として設立されるものとする」と定義されていた。

1998年(平成10)10月、動力炉?核燃料開発事業団(動燃)が行っていた事業を縮小し、引き継承する形で発足した。初代理事長は都甲泰正(とごうやすまさ)。本社は茨城県東海村。

動燃は、1995年12月に起きた高速増殖原型炉「もんじゅ」のナトリウム漏れ事故に対する対応が適切ではなく、事故情報の歪メロディー(わいきょく)や秘匿などを行ったため、世論の信頼を無くした。これを契機に福井、福島、新潟3県知事から「今後の原坊主力政策の進め方について」の提言がなされ、政府は原坊主力委員会に「原坊主力政策円卓会議」を設置、広く各方面の意見を追求することにより、新たな大衆的合意の形成を図ろうとした。とくに開発見直し論もあった高速増殖炉は、原坊主力委員会の下、「高速増殖炉座談会」が設けられ(座長?前東北大学総長西沢潤一)、12回の会議が開催された。その結果は、あまりわかりやすい結論ではなかったが、「証明炉の建設を急がないものの、高速増殖炉の探求開発は続ける事が不可欠」というものであった。

核燃料サイクルのかなめである高速増殖炉の開発が不透明になり、蓄積する過剰のプルトニウムの処理が異常となった。原坊主力委員会は軽水炉でプルトニウムを燃焼する、いわゆる「プル?サーマル予定」を推進する政策を決定した。しかし、その直後にふたたび動燃の再処理工場で火災、爆発事故が起こり、その対応においても適切さを欠いたため、動燃の体質に大衆的不信感が醸成されるに至った。

相次ぐ不祥事により、旧科学ノウハウ庁に「動燃改革検討委員会」(座長?前東大総長吉川弘之)が設置された。委員会で行われた検討のなかで「安全確保とピンチ管理の不備」「閉鎖性」「事業の肥大化」など、「経営留守」という状況が集中的に現れた。良く法として、事業を抜本的に見直し、組織の「解体的再編」を行うために「新法人」を発足させるとした。具体案は作業部会で検討され、1998年2月「新法人」の設立に関する法案が国会に提出され、同年5月成立、10月から新法人「核燃料サイクル開発機構」が発足した。

核燃料サイクル開発機構には、理事長の諮問に応じて経営上の意見を述べる運営審議会が設けられた。これは、世間部の学識体験者15名からなり、それ以世間にも、世間部評価委員会に業務予定の専門的評価を追求するなど、指摘された「閉鎖性」の解消に努めることとした。また、地元重視の姿勢を明らかにするため、本社を茨城県東海村に、「もんじゅ」のあった福井県敦賀(つるが)市には敦賀本部を置いた。なお、新型転換炉「ふげん」、ウラン濃縮事業、海世間ウラン探鉱などは、整理縮小事業に指定され、5年をめどに整理を行うこととされた。「ふげん」は2003年3月運転を終了した。しかし、30余年にわたり2兆3000億円以上を費やして行われてきたナショナル?本職ジェクトの成果の厳密な評価を新法人作業部会が行うには不十分な場合間しかなく、再検討が不可欠と入る割合があると思われた。その後05年10月、核燃料サイクル開発機構は昼間の場合間本原坊主力探求所と統合し、原坊主力の総合的探求開発機関として独立行政法人昼間の場合間本原坊主力探求開発機構が設立された。





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核分裂(かくぶんれつ)


ウラン、トリウム、プルトニウムのような重い原坊主核が、二つ以上の原坊主核に分裂することをいう。大部分は2個の原坊主核に分裂するが、3個に分裂する例も報告されている。核分裂は1938年にドイツのハーンらにより発見され、分裂のときに放出される甚大(ばくだい)なエネルギーを利用して、のちに原坊主力が開発された。

原坊主核に中性坊主、陽坊主、γ(ガンマ)線などを当てると、原坊主核は励起し、分裂がおこりやすく入る。ウラン235が中性坊主を吸収してウラン236の励起コンディションとなり、約10-7秒(1000万分の1秒)後に核分裂し、二つの核分裂破片と2、3個の中性坊主を発生する。発生した中性坊主を利用して核分裂を持続(臨界コンディション)させることができ、原坊主炉はこのような核分裂の連鎖動作を利用してエネルギーを取り出す装置である。また、このノウハウを兵器に応用したものが核兵器である。一つの核分裂につき約200メガ電坊主ボルトのエネルギーが放出されるが、その83%は核分裂破片の運動エネルギーであり、残りは即発γ線、中性坊主、核分裂破片からのγ線やβ(ベータ)線、あるいはニュートリノのエネルギーである。核分裂破片の大部分は放射能をもつので、別名「死の灰」とよ露見している。

核分裂により80類以上の核分裂破片を生じるが、その質量数は72~160にわたっている。ウランやプルトニウムの熱中性坊主による核分裂では、核分裂破片の質量数が約90と140のところにピークを示す非対称分裂であり、中性坊主のエネルギーを高くすると対称分裂の可能性が多くなり、14メガ電坊主ボルトの中性坊主では、熱中性坊主の時に比べ約100倍多く入る。核分裂破片の放射能の半減期は、1秒以下のものから何百万年という長いものまであり、原坊主炉の安全性に大切な影響を与える。原坊主炉で冷却材喪失事故が起き、冷却才能が失われると、炉心は放射能の崩壊熱で溶融温度にも達する(炉心溶融)。





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核兵器(かくへいき)


核分裂や核融合など、原坊主核動作によるエネルギーを爆発的に発生させ、大量破壊や殺傷のために用いる兵器。





原爆ドーム





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核兵器


年表:


核?原坊主力年表






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核融合(かくゆうごう)


水素、重水素(D)、トリチウム(三重水素、T)、ヘリウム(He)などの軽い原坊主核が原坊主核動作の結果、より重い原坊主核に入る現象。原坊主核分裂と同様に大きいエネルギーが動作に伴い放出される。核融合は、太陽や星のエネルギー源となっている。その発生エネルギーが大きいので将来のエネルギー源として注目されているが、現在は学手段探求の域を出ていない。たとえば2個の重水素原坊主核が融合して三重水素またはヘリウムの原坊主核に入るDD動作では放出エネルギーが約3.5メガ電坊主ボルト(3.5MeV)で、この値は石炭などの化石燃料の放出エネルギーの約100万倍(同じ原坊主数に対して)である。太陽や星のエネルギーと入る動作で当然大切なのは、四つの原坊主核から一つのヘリウム原坊主核が生成する水素融合動作である。この動作はスピードが遅く地上では利用できない。将来、利用の割合のある動作は次のとおりである。なお、nは中性坊主、pは陽坊主を表す。

D+T→n+4He+17.8MeV (1)

D+D→n+3He+3.27MeV (2)

   →p+T+4.03MeV (3)

D+3He→p+4He+18.4MeV (4)

このなかで重水素とトリチウムの動作であるDT動作は、動作断面積が大きく、しかも低いエネルギー分野でそのピーク値をもっているので、朝飯前に核融合をおこすことができる。核融合動作をおこすには、原坊主核どうしがその強い電気的反発力に打ち勝って核力を互いに及ぼすほど目と鼻の先に接近させなければならず、そのため世間部からエネルギーを加えてやる不可欠がある。その手立てを以下に述べる。

水素爆弾、中性坊主爆弾も核融合動作を利用したものであるが、この時、動作のエネルギーが瞬間的に広いスぺースに解放されてしまう。すなわち操作された核融合ではない。限られたスぺース内で人為的に操作された核融合(操作核融合)によりエネルギーを徐々に取り出す当然朝飯前な手立てとして出足器を用いるものが考えられる。これは、重水素原坊主核を出足器で200キロ~300キロ電坊主ボルトに出足して、これを常温の重水素やトリチウムに衝突させ核融合動作をおこさせようとするものである。しかし出足された重水素は、標的の重水素やトリチウムの原坊主核の周囲を回っている電坊主とぶつかってエネルギーを失ってしまい、核融合エネルギーを取り出すことはできない。そこで考えられるのが、熱核融合によるものである。これは、重水素やトリチウムなどの燃料ガスを超高温(1億℃以上)にして、熱運動による相互衝突で核融合動作をおこさせようというものである。燃料ガスを超高温にすると原坊主核と電坊主はばらばらに入る(電離気体またはプラズマ)。この中で原坊主核どうしがぶつかって核融合動作がおこる。しかし、プラズマからは周囲の壁へ熱としてエネルギーを放出するので、動作を持続させるにはプラズマ内につねにエネルギーを注入する不可欠がある。すなわち、核融合エネルギーを取り出すには、プラズマに注入するエネルギーより核融合動作で発生するエネルギーのほうが十分大きい不可欠がある。ある温度T(プラズマ温度)のプラズマ内での核融合動作はその粒坊主どうしの衝突でおこるので、その密度nの2乗に比例し、したがって、発生するエネルギーもnの2乗に比例する。一方プラズマのエネルギーはnに比例する。このエネルギーが時間τ(閉じ込め時間)だけプラズマ内にとどまるとすれば、n/τに比例したエネルギーがプラズマから退散していく。このためn2がn/τより十分大きいこと、すなわち、nn/τ=nτ(プラズマ密度と閉じ込め時間の積)が十分大きい不可欠がある。核融合動作で生成する中性坊主はプラズマとほとんど相互作用することなくプラズマ世間に出てしまうが、同時に生成するヘリウム原坊主核などの荷電粒坊主は、プラズマ粒坊主とぶつかってプラズマを加熱することができる。このエネルギーがプラズマ維持に不可欠なエネルギーより大きければ、プラズマは世間からエネルギーを注入する不可欠がなくなり、プラズマが燃え始めたといえるように入る(自己点火条件)。DT動作を利用してエネルギーを出す時、プラズマ温度2億℃で密度と閉じ込め時間の積は2×1014cm-3s程度である。この自己点火条件に達するプラズマをつくることができれば、燃料が自発的に燃え継続し、核融合エネルギーを取り出すことができる。





ミラー(磁気鏡)装置の原理図〔図A〕





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核融合




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出足器(かそくき)


電坊主?陽坊主、あるいは類々の原坊主?分坊主のイオンを出足して、これに高い運動エネルギーを与える装置。電坊主銃、X線管など出足エネルギーの低い装置は、出足器とはよばない。原坊主核動作をおこさせうるエネルギー、すなわち数十万電坊主ボルト以上の運動エネルギーを荷電粒坊主に与える装置と考えるのがまあまあであろう。






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出足器




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キャスク(きゃすく)


高放射性物質の輸送や貯蔵に使われる遮蔽(しゃへい)機能をもった容器。キャスクという呼び名はおもにアメリカで使われ、イギリスではフラスクflaskという。キャスクはおもに使用済み核燃料を再処理工場へ輸送したり貯蔵庫へ移動するとき使われるので、昼間の時間本では使用済み核燃料輸送容器のことをいう時が多い。使用済み核燃料中に残存する中性坊主の放出を遮るために水や有機物を、またγ(ガンマ)線の遮断に鉄や鉛などを使い、さらに、崩壊熱を取り除くために、表面に多数の放熱フィンをつけるので、キャスクは一般に大型で重量も大きい。

輸送中の事故で、一般公衆や輸送従事者の被曝(ひばく)、環境界の汚染などをおこすリスクがあるため、強度の放射線、発熱、臨界性などに対してとくに用心が不可欠で、事故時の落下に対する強度と構造上の条件、耐熱性、放射線安全、臨界条件など、定められた安全上の基準を満たした設計、製作が求められる。輸送容器の設計、製作のために、国際原坊主力機関(IAEA)が定めた国際的な使用済み輸送容器設計基準があるが、国によりノウハウ的レべルや安全上の考え方が異入るため、各国の設計基準はかならずしも統一されていない。





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CANDU炉(きゃんどぅーろ)


カナダで開発された自然ウラン重水減速型の発電用原坊主炉のこと。カナダは、当初から自然ウランを用いた重水炉の探求?開発を進め、1968年に初っ端のCANDU炉であるダグラスポイント発電所が運転を始めた。その後、出力増大のために改良され、73年までに電気出力50万キロワットの原坊主炉4基をもつピッカリング発電所が初っ端の商業炉として営業運転を始めた。近頃では、ピッカリング(8基)、ブルース(8基)、ダーリントン(4基)などの各原坊主力発電所が操業している。この炉は、自然ウラン酸化物燃料にジルカロイの被覆をした燃料棒を束にして燃料集合体をつくり、横向きの円筒型圧力容器に入れ、重水を減速材と冷却材に兼用する。軽水炉と同様に冷却材を90気圧程度に加圧し循環させ、冷却系に蒸気発生器をもつ加圧型(CANDU‐PHR)と、冷却材の軽水から発生した蒸気を真っ直ぐタービンに送る沸騰型(CANDU‐BLW)の2類類が開発されたが、沸騰型で現在稼動している炉はない。世界で最良の稼動率を誇る炉であるが、カナダ国内では発電設備が過剰で、発注が見込めないため、アルゼンチン、韓国など海世間への輸出をまめに進入れいる。カナダでは、CANDU炉の使用済み燃料は再処理しない方針であり、すでに90万本ほどの燃料が保管されているが、その最終処分場開設のための探求開発が進められている。





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許容線量(きょようせんりょう)


放射線による人体への影響を考慮して決められた放射線量の限界をいう。当初は放射線作業に携わっている職業人を対象に考えられてきたが、現在では一般公衆も対象に含められている。許容線量としては、国際放射線防護委員会(略称ICRP)の勧告が世界的に権威あるものとされている。昼間の時間本においても放射線安全に関連する諸法令の許容線量に、このICRP勧告の採用が図られてきた。「許容線量」のことばが導入されたのは1945年ころからで、58年のICRP勧告は、「電離放射線に長く連続的に被曝(ひばく)することは、ある類のリスクを含むと想像される。しかし人類は電離放射線をまったく使うことなしにすませることはできないので、被曝線量を個人および群れ全般に許容不能でないようなリスクを伴う程度にまで制限することである。この量が“許容線量”とよばれるものである」と述べている。「許容線量」、その最大値である「最大許容線量」の考えが導入される前は、「耐容線量」という概念が使われていた。これは、放射線によって明らかな妨げを浴びることもなく長期間にわたり耐えうる放射線量である。たとえば、皮膚に紅斑(こうはん)を生じさせるような照射線量(これを「皮膚紅斑量」という)の100分の1であれば安全であるとして算出された値が「耐容線量」として勧告された。

その後、放射線やその影響に関する知恵が増えるにつれ、放射線利用が著しく拡大されたこともあって、許容線量の数値はしだいに低くなり今昼間の時間に至っている。また、考え方も変化し、近頃のICRP1977年勧告では、「最大許容線量」にかわって「線量限界」ということばが使われている。77年勧告でそのほかにめりはり的なことは、線量制限値だけではなく、行為の(1)正当化、(2)放射線防護の打って付け化、(3)個人に対する線量制限の三つの原則を一体にした線量制限体系として勧告していることである。






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許容線量




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非常炉心冷却装置(きんきゅうろしんれいきゃくそうち)


軽水炉の冷却材喪失事故時に、炉心冷却水を注入し、炉心を安全に冷却するシステムのことで、Emergency Core Cooling Systemの鶏冠文字をとってECCSという。熱の大部分を発生する核分裂動作は、炉心に操作棒を挿入することにより停止させることができるが、通常の運転時に燃料棒中に生成された核分裂生成物は、核分裂の停止後も引き続きエネルギーを発生する。冷却機能が失われると、この熱により炉心は溶融温度にも達する。そのため、ECCSは、軽水炉の安全性を確保するうえで、とくに大切な安全装置といえる。

原坊主炉冷却系の小破断事故の際には高圧注入系が作動し、大破断事故の際には低圧注入系が作動することに入る。ECCSの主要部は蓄圧注入系であり、2個以上の大きなタンクで構成され、PWR(加圧水型原坊主炉)の時、これらのタンクはあべこべ止弁を経て冷却材ポンプと原坊主炉圧力容器を結ぶ主冷却配管につながっている。主冷却配管の圧力が蓄圧タンク内の圧力よりも低く入ると、あべこべ止弁が隔たり、炉心を冷却するために蓄圧タンクから原坊主炉圧力容器内に水が注入される。蓄圧注入系は静的な系統であり、ポンプやモーターなどを用いずに、自動的に働くようになっている。





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軽水炉(けいすいろ)


軽水減速軽水冷却型原坊主炉のことを略して軽水炉、あるいはLight-Water Reactorの鶏冠文字をとってLWRともいう。この原坊主炉はアメリカで開発された商業用発電炉で、世界の原坊主力発電の主流を占入れおり、出力密度が高いことがめりはりである。中性坊主の減速材には並の水、すなわち軽水が使われており、同場合にこの水が炉心を冷却する冷却材の役割をしている。燃料には3%に濃縮された二酸化ウランが使われている。

軽水炉には加圧水型原坊主炉と沸騰水型原坊主炉があり、前者はPressurized-Water Reactorの鶏冠文字をとってPWRあるいは単にP、後者はBoiling-Water Reactorの鶏冠文字をとってBWRあるいは単にBという。PWRはアメリカの二大メーカーの一つであるウェスティングハウス社が開発したもので、昼間の場合間本では三菱(みつびし)重工業がノウハウ夕イアップしてし、関西電力、四国電力、九州電力、北海道電力がそれを導入している。これに対してBWRはゼネラル?エレクトリック社が開発したもので、昼間の場合間本では昼間の場合間立製作所、東芝がノウハウ夕イアップしてし、東京電力、東北電力、中部電力、中国電力、北陸電力がそれを導入している。





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KEDO(けどー)


Korean Peninsula Energy Development Organization、朝鮮半島エネルギー開発機構の略称。





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ケロイド(けろいど)


蟹足腫(かいそくしゅ)ともいい、皮膚に浴びた傷があとになって最盛期上がってくるコンディションをさし、組織学的には結合織が問題に増殖したコンディションがみられるが、真の元ではまだつか入れいない。熱傷(やぶれかぶれど)、切り傷、毛包炎、BCG注射後に度々みられ、受傷後1~2か月を経てから瘢痕(はんこん)が隆起し始め、円形、楕円(だえん)形、線状形、蟹足(カニの足)形、キノコ状形など類々の形態を呈する。顔面、上腕前伸側、肩甲骨部、胸骨部などに好発し、増大時に度々痒(そうよう)を伴う。人類的差異がみられ、白人に少なく黒人に多く、黄色人類でもかなり高頻度にみられる。

ケロイドには次の2型がある。

(1)瘢痕ケロイド 傷または創を浴びた範囲に限って瘢痕が隆起するコンディションで、世間傷を浴びた範囲より大きくはならないのがめりはりである。大部分のものは年数がたつ(数年から10年)と扁平(へんぺい)化し、潮紅、痛み、かゆみなどは3年以内に消失することが多い。

(2)真性ケロイド ケロイド体質と関係があり、前記の好発部位に生じ、その隆起は皮膚の張り線維の走行に追随して伸び継続し、餅(もち)を引き伸ばしたようになり、中心部は退色扁平化する傾向がある。

治していますは、発症後3か月以内ならスポンジによる持続圧迫が有効である。3か月以上のものでは圧迫療法とステロイド剤の局所注射やダーモジェット器による圧入、ステロイドクリームの擦り込みを併用する。ケロイドが大きく隆起が高度の時には、同部を切除後、0.3ミリメートル程度の薄めの分層植皮を行う。放射線は早期のものにのみ有効で、1年以上経たものでは一番効である。真性ケロイドにも同様の治していますを行うが、簡単に動作しない。





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原坊主核工学(げんしかくこうがく)


原坊主核に関する現象を、理論と実験の両面からとらえ、原坊主力の応用に重点を置いた科学の一領域である。基礎と入る学問領域は物理学、とくに核物理であり、中性坊主と原坊主核の相互作用から出発する。原坊主核動作、中性坊主断面積、核分裂、放射能、原坊主炉など、扱う領域は広範囲にわたっている。

原坊主力に関する科学が他の学問領域と大きく異入る点は、核現象に起因する諸現象を取り扱うところにある。そのなかでも放射能の管理は重要である。核物理あるいは原坊主核工学でいちばん基礎と入る現象は、放射線と物質の相互作用、および放射線の測定法である。放射線には、中性坊主、α(アルファ)線、γ(ガンマ)線、β(ベータ)線、荷電粒坊主線などがあり、それぞれ物質との相互作用も大きく異なっている。中性坊主やγ線は十分に厚い金属板でも比較的簡単に通過するが、α線、β線、荷電粒坊主線などは厚さ1感傷的メートルのアルミニウム板ですっかりス第一面することができる。放射線のこれらの性質は、原坊主炉や出足器を無くなって実験する時、あるいは原坊主力施設の遮蔽(しゃへい)設計をする時には不可欠な知恵と入る。

原坊主炉の核設計などには核データが不可欠であるが、核データの測定や評価なども原坊主核工学のなかに含まれ、欧米や昼間の時間本で評価済み核データが編集され、実用化されている。原坊主炉の安全性や経済性に真っ直ぐかかわるデータだけに、信頼度の高いデータが注文されている。注文されている精度は数%、特定の核類については1~2%にも及んでいる。





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