TUYỂN TẬP CÁC THUẬT NGỮ CƠ BẢN VỀ NĂNG LƢỢNG HẠT NHÂN

2011

Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Nhật Bản

cùng hợp tác với

Viện Năng lượng Nguyên tử Việt Nam

LỜI NÓI ĐẦU

Hơn nửa thế kỷ đã trôi qua kể từ khi năng lượng hạt nhân được phát triển và sử dụng trên toàn thế

giới, năng lượng hạt nhân đã trở thành một trong những nguồn cung cấp năng lượng quan trọng cho

ngành điện lực tại các nước công nghiệp phát triển. Việc ứng dụng công nghệ bức xạ một cách rộng

rãi trong các lĩnh vực như: công nghiệp, y học, nông nghiệp, v.v.…cũng đã mang lại hiệu quả về

kinh tế-xã hội to lớn.

Thời gian gần đây, vai trò của năng lượng hạt nhân trong việc giải quyết các vấn đề về môi

trường như mưa axit, trái đất ấm dần lên, v.v… rất được chú ý và kỳ vọng. Tốc độ phát triển, ứng

dụng năng lượng hạt nhân ngày càng tăng dần lên ở khắp nơi trên thế giới. Kế hoạch phát triển năng

lượng hạt nhân tại các quốc gia ở Châu Á, các quốc gia sản xuất dầu mỏ ở Trung Đông và cả các

quốc gia đang phát triển ở Châu Phi, v.v… đang được liên tục xúc tiến.

Trong lịch sử phát triển của ngành năng lượng hạt nhân, đã có những sự cố xảy ra như sự cố nhà

máy điện hạt nhân Chernobyl. Do đó, bên cạnh vấn đề xây dựng các luật lệ về an toàn hạt nhân, các

kỹ thuật phát triển nhằm hoàn thiện công nghệ lò phản ứng để đảm bảo an toàn trong vận hành và

khai thác cũng được đặc biệt quan tâm. Tiền đề quan trọng nhất trong quá trình xúc tiến phát triển,

sử dụng năng lượng hạt nhân chính là ưu tiên hàng đầu về độ an toàn, sự tin tưởng và đồng thuận

của toàn dân đối với vấn đề năng lượng hạt nhân.

Cuốn “Tuyển tập các thuật ngữ cơ bản về năng lượng hạt nhân” này được lập ra vào tháng 3 năm

1991 dưới hình thức là tài liệu đọc bổ sung tại Hội thảo phòng chống thảm họa năng lượng hạt nhân

do Cơ quan nghiên cứu phát triển năng lượng nguyên tử Nhật Bản tổ chức. Tài liệu giới thiệu và

giải thích các vấn đề cơ bản về năng lượng hạt nhân và các từ chuyên ngành liên quan đến phòng

chống thảm họa hạt nhân.

Chúng tôi quyết định thực hiện chuyển ngữ và xuất bản tuyển tập các thuật ngữ này sang ngôn

ngữ tiếng Việt nhằm phục vụ cho các đối tượng là tất cả các cá nhân có quan tâm đến năng lượng

hạt nhân, bao gồm cả các cán bộ và nhân viên làm việc trong ngành năng lượng hạt nhân của Việt

Nam. Bản dịch này đã được lược bớt những nội dung mang tính đặc thù dành cho đối tượng độc giả

là người Nhật Bản, và thay vào đó, chúng tôi bổ sung thêm một số tên gọi và nội dung mới phù hợp

với tình hình phát triển năng lượng hạt nhân của Việt Nam. Tuy nhiên, chúng tôi vẫn để lại những

nội dung có liên quan đến các tổ chức, hệ thống và pháp luật của Nhật Bản nhằm giúp các độc giả là

người Việt Nam có thêm những thông tin hữu ích để tham khảo.

Chúng tôi hy vọng tuyển tập các thuật ngữ này sẽ giúp ích cho các độc giả đang hoạt động trong

lĩnh vực năng lượng hạt nhân của Việt Nam, cũng như giúp các bạn độc giả nói chung hiểu biết một

cách chính xác hơn về năng lượng hạt nhân.

Tháng 1 năm 2011

Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Nhật Bản

Trung tâm đào tạo nguồn nhân lực năng lượng hạt nhân

MỤC LỤC

An toàn bức xạ/an toàn

phóng xạ 放射線防護 radiation protection,

radiological protection

Ảnh hưởng (Hiệu ứng) cơ thể 身体的影響 somatic effect

Ảnh hưởng (Hiệu ứng) mang

tính di truyền 遺伝的影響 hereditary effect,

generic effect

Ảnh hưởng (Hiệu ứng) ngẫu

nhiên và ảnh hưởng tất định

(tất nhiên)

確率的影響と確定的

影響

Stochastic effect and

Deterministic effect

Ảnh hưởng (Hiệu ứng) trễ 晩発的影響 late effect (latent

effect) (→身体的影

響)

(→Ảnh

hưởng (Hiệu

ứng) cơ thể)

Áp lực biên 圧力バウンダリ pressure boundary

Ba luật cơ bản của năng

lượng nguyên tử 原子力三原則 three fundamental

rules of atomic energy (→原子力基

本法)

(→Luật cơ

bản về năng

lượng

nguyên tử)

Bảo vệ thực thể (vật liệu và

cơ sở hạt nhân) 核物質防護 physical protection (of

nuclear material and

facilities)

Becqrell ベクレル Becqrell (→放射能の

単位) (→Đơn vị

hoạt độ

phóng xạ)

Bệnh viện chuyên khoa về

rủi ro bức xạ 放射線障害専門病院 designated hospitals

for radiation hazards

Biện pháp an toàn bức xạ 防護対策 radiation protection

countermeasures (→被ばく防

護対策)

(→Các biện

pháp bảo vệ

chiếu xạ)

Biện pháp bảo vệ cho những

nhân viên ngăn ngừa thảm

họa

防災業務関係者の防

護措置

protection measures

for disaster prevention

workers

Biện pháp hạn chế xâm nhập 立ち入り等の制限措

置

Biện pháp y tế khi khẩn cấp 緊急時医療措置 emergency medical

services (measures)

Bình điều áp 加圧器 pressurizer

Bình ngưng 復水器 condenser

Bình sinh hơi 蒸気発生器 steam generator

Bó nhiên liệu 燃料集合体 fuel assembly

Bom nguyên tử 原子爆弾 atomic bomb

Bơm tái tuần hoàn vòng sơ

cấp 再循環ポンプ primary loop

recirculation pump

Bức xạ 放射線 radiation

Bức xạ môi trường 環境放射線 environmental

radiation

Bức xạ nhân tạo 人工放射線 artificial radiations

(anthropogenic

radiation)

Bức xạ tự nhiên 自然放射線 natural radiations

(natural radiation)

Buồng ion hóa 電離箱 ionization chamber

Buồng phân hạch フィッション・チェ

ンバ

fission chamber (→電離箱)

(→Buồng

ion hóa)

Các biện pháp bảo vệ chiếu

xạ 被ばく防護対策 exposure protection

measures

Các loại bức xạ 放射線の種類 kinds of radiations

Cất giữ ở dạng khô 乾式貯蔵 dry storage

Cesium-137 セシウム 137 cesium-137

Chất độc cháy được 可燃性毒物 burnable poison

Chất làm chậm 減速材 Moderator

Chất làm mát sơ cấp 1 次冷却水 primary coolant

Chất làm nhiên liệu hạt nhân 核燃料物質 nuclear fuel material

Chất mang 担体 Carrier

Chất tải nhiệt (chất làm mát) 冷却材 Coolant

Chất thải crud クラッド Crud

Alpha アルファ廃棄物 alpha-bearing waste

Chất thải TRU ＴＲＵ廃棄物 TRU waste

(transuranium waste)

Che chắn 屋内退避 Sheltering

Che chắn 遮へい shielding (shield)

Chiếu xạ cục bộ 局部被ばく extremity exposure (→外部被ば

く)

(→Chiếu xạ

ngoài)

Chiếu xạ ngoài 外部被ばく external exposure

Chiếu xạ thực phẩm 食品照射 food irradiation

Chiếu xạ trong 内部被ばく internal exposure

Chiếu xạ trong 体内被ばく internal exposure (→内部被ば

く)

(→Chiếu xạ

trong)

Chu kỳ bán hủy sinh học 生物学的半減期 biological half-life

Chu kỳ bán rã 半減期 half-life

Chu kỳ bán rã hiệu dụng 実効半減期 effective half-life

Chu kỳ bán rã hiệu dụng 有効半減期 effective half-life (→実効半減

期)

(→Chu kỳ

bán rã hiệu

dụng)

Chu trình nhiên liệu hạt nhân 核燃料サイクル nuclear fuel cycle

Chu trình nhiêu liệu hạt nhân 原子燃料サイクル nuclear fuel cycle (→核燃料サ

イクル)

(→Chu trình

nhiên liệu hạt

nhân)

Chuyển đổi/Tái chuyển đổi 転換・再転換 conversion,

reconversion

Chuyển hóa 消滅処理 transmutation (→群分離・

消滅処理)

(→Phân ly

nhóm/Chuyể

n hóa)

Cơ quan Năng lượng Nguyên

tử Nhật Bản (JAEA) 日本原子力研究開発

機構（ＪＡＥＡ）

Japan Atomic Energy

Agency

Cơ quan Năng lượng Nguyên

tử Quốc tế (IAEA) 国際原子力機関 International Atomic

Energy Agency

(IAEA)

Coban 60 コバルト 60 cobalt-60

Đảm bảo chất lượng 品質保証 quality assurance

Dây chuyền thực phẩm

(Chuỗi thực phẩm) 食物連鎖 food chain

Đếm カウント count

Detector bán dẫn 半導体検出器 semiconductor

detector

Detector nhấp nháy シンチレーション検

出器

scintillation detector (→シンチレ

ーション・

カウンタ)

(→Ống đếm

nhấp nháy)

Điện tử 電子 electron (→原子、質

量数) (→ Điện tử,

số khối)

Điện tử vôn 電子ボルト（ｅＶ) electron volt

Điều chỉnh điện áp dưới tải 出力調整運転 load follow operation

Điều trần công khai 公開ヒアリング public hearing

Điều trị bằng bức xạ (Xạ trị) 放射線治療 radiation therapy

Đổ chất thải phóng xạ ra biển 海洋処分 radioactive waste

disposals at sea

(ocean disposal)

Độ cháy 燃焼度 burn up

Độ hụt khối lượng 質量欠損 mass defect

Đo lường niên đại 年代測定 dating

Độ ổn định khí quyển 大気安定度 atmospheric stability

Đội cứu hộ 救護班 relief party

Đối sách phòng ngừa thảm

họa sự cố hạt nhân 原子力防災対策 disaster prevention

measures for nuclear

emergency

Đội y tế 医療班 medical party

Đơn vị bức xạ 放射線の単位 units of radiation

Đơn vị hoạt độ phóng xạ 放射能の単位 unit of radioactivity

Đơn vị khối lượng nguyên tử 原子質量単位 atomic mass unit

Đồng phân hạt nhân 核異性体 nuclear isomer

Đồng vị アイソトープ Isotope (→同位体)

(→Đồng vị)

Đồng vị (nguyên tố đồng vị) 同位体（同位元素） Isotope

Đồng vị phóng xạ 放射性同位体 Radioisotope

Đồng vị phóng xạ ラジオアイソトープ radioisotope (→放射性同

位体)

(→Đồng vị

phóng xạ)

Đột biến và nhiễm sắc thể dị

thường 突然変異と染色体異

常

mutation and

chromosome

aberration

Dự phòng đảm bảo an toàn フェイルセイフ fail-safe

Dụng cụ bảo vệ 防護具 protection gear

Dụng cụ trắc đạt サーベイメータ survey meter

Dừng khẩn cấp スクラム Scram (→原子炉緊

急停止)

(→Dừng lò

khẩn cấp)

Dừng lò khẩn cấp 原子炉緊急停止 reactor scram

Electronvolt (eV, đơn vị đo

lường năng lượng) エレクトロンボルト electron volt (→電子ボル

ト)

(→Điện tử

vôn)

Giá trị chuẩn tạm thời của

các chất phóng xạ trong thực

phẩm nhập khẩu

輸入食品中の放射性

物質の暫定基準値

provisional standard

values of radioactive

materials in imported

foods

Giá trị liều lượng ràng buộc 線量拘束値 dose constraint

Giám sát bức xạ 放射線モニタリング radiation monitoring

Giám sát/quan trắc モニタリング monitoring (→放射線モ

ニタリング)

(→Giám sát

bức xạ)

Giới hạn liều 線量限度 dose limit

Giới hạn liều hiệu dụng 実効線量限度 effective dose limit

Giới hạn sử dụng thực phẩm

ăn uống 飲食物の摂取制限 restriction of food

intake

Graphite 黒鉛 Graphite

Gray (Gy, đơn vị bức xạ theo

hệ SI) グレイ（Ｇy） Gray

Hạn chế tối đa ở mức thấp

nhất (ALARA) アララ as low as reasonably

achievable (ALARA)

Hạt nhân 核子 Nucleon

Hạt nhân con cháu 娘核種 daughter nuclide

Hạt nhân nguyên tử 原子核 Nucleus (→原子、質

量数) (→ Điện tử,

số khối)

Hệ làm mát sơ cấp 1 次冷却系 primary cooling

system (→1 次系)

(→ hệ sơ

cấp)

Hệ làm mát vùng hoạt khẩn

cấp 非常用炉心冷去装置

（ＥＣＣＳ）

emergency core

cooling system

Hệ làm mát vùng hoạt khẩn

cấp 緊急炉心冷却装置 emergency core

cooling system (→非常用

炉心冷却装

置)

(→ Hệ làm

mát vùng

hoạt khẩn

cấp)

Hệ số làm giàu 濃縮係数 enrichment factor

Hệ số tải trọng bức xạ (Hệ số

trọng số bức xạ) 放射線荷重係数 radiation weighting

factor

Hệ tải nhiệt dư 残留熱除去系 residual heat removal

system

Hệ thống bảo vệ phóng xạ

(An toàn bức xạ) 放射線防護体制 system of radiological

protection

Hệ thống đối phó khẩn cấp 緊急時体制 emergency system

Hệ thống dự báo thông tin

liều khẩn cấp cho môi trường

(SPEEDI)

緊急時迅速放射能影

響予測ネットワーク

システム

system for prediction

of environmental

emergency dose

information (SPEEDI)

Hệ thống kiềm chế áp lực

(Hệ thống nén áp lực) 圧力抑制系 pressure suppression

system

Hệ thống phun làm mát

thùng chứa 格納容器スプレー系 containment spray

system (→非常用

炉心冷却装

置)

(→ Hệ làm

mát vùng

hoạt khẩn

cấp)

Hệ thống quản lý liều phóng

xạ 線量登録管理制度 dose registration

control system

Hệ thống tự điều chỉnh 自己制御性 self regulating system

安全協定 safety agreement

Hiệp ước không phổ biến vũ

khí hạt nhân 核不拡散条約 Nonproliferation

Treaty (NPT)

Hiệu ứng Cherenkov チェレンコフ効果 Cherenkov effect

Hiệu ứng rỗng ボイド効果 void effect (→自己制御

性)

(→Hệ thống

tự điều

chỉnh)

Hiệu ứng dopler ドップラー効果 Doppler effect (→自己制御

性)

(→Hệ thống

tự điều

chỉnh)

Hiệu ứng hình ảnh 写真作用 photographic effect (→放射線の

性質)

(→Tính chất

của tia bức

xạ)

Hiệu ứng ion hóa 電離作用 ionization effect (→放射線の

性

質)(→Tính

chất của tia

bức xạ, ion

hóa)

Hóa rắn bằng nhựa đường アスファルト固化 bitumen solidification

Hoạt độ phóng xạ 放射能 radioactivity

Hoạt độ phóng xạ tự nhiên 自然放射能 natural radioactivity

Hợp kim zircaloy ジルカロイ zircalloy

Huấn luyện bảo vệ trong tình

huống khẩn cấp (Huấn luyện

phòng ngừa thảm họa)

防災訓練 emergency protection

activity drill (disaster

prevention drill)

Ion hóa 電離 Ionization

Iot - 131 ヨウ素 131 iodine-131 (→放射性ヨ

ウ素)

(→Iot phóng

xạ)

Iot phóng xạ 放射性ヨウ素 radioactive iodine

K-40, Kali-K40 カリウム 40 K-40, Pottasium-40

Kế hoạch phòng ngừa thảm

họa hạt nhân trong tình

huống khẩn cấp

原子力防災計画 disaster prevention

plan for nuclear

emergency

Kerma カーマ Kerma

Khảo sát điểm cố định 定点サーベイ fixed-point survey

Khí hiếm 希ガス（貴ガス） rare gas

Khí xạ hiếm 放射性希ガス radioactive rare gas (→希ガス)

(→Khí hiếm)

Khóa liên động インターロック Interlock

Khối lượng tới hạn, Thể tích

tới hạn 臨界質量、臨界体積 critical mass, critical

volume

Không chất mang 無担体 carrier free

Khu vực giám sát xung

quanh 周辺監視区域 ambient observation

area (monitoring area)

Khu vực kiểm soát 管理区域 controlled area

(radiation controlled

area)

Kiểm soát bức xạ 放射線管理 radiation control

Kiểm tra định kỳ 定期検査 periodic inspection

Kiểm tra không phá hủy

(NDT) 非破壊試験（非破壊

検査）

NDT (non-destructive

testing)

(nondestructive

examination)

Kiểm tra lúc đang vận hành 供用期間中検査 in-service inspection

Kripton (Kr) クリプトン（Ｋｒ） krypton (Kr) (→希ガス)

(→Khí hiếm)

Kỹ sư trưởng các lò phản

ứng 原子炉主任技術者 chief engineer of

reactors

Kỹ thuật hóa rắn chất thải

phóng xạ mức thấp (có hoạt

độ thấp)

低レベル放射性廃棄

物の固化技術

solidification of low-

level radioactive waste

Làm giàu 濃縮 Enrichment

Làm giàu các đồng vị

uranium ウラン濃縮 enrichment of uranium

isotopes

Làm giàu uranium 濃縮ウラン enriched uranium

Liều chiếu 照射線量 exposure (→ 放射線

の単位)

(→ Đơn vị

bức xạ)

Liều chiếu bên ngoài cơ thể 体外被ばく external exposure (→外部被ば

く)

(→Chiếu xạ

ngoài)

Liều dân chúng 国民線量 collective dose of

(country) (population

dose)

Liều dự báo 予測線量 predicted dose

Liều gây tử vong 致死線量 fatal dose (lethal dose) (→身体的影

響)

(→Ảnh

hưởng (Hiệu

ứng) cơ thể)

Liều hấp thụ 吸収線量 absorbed dose

Liều hiệu dụng 実効線量 effective dose

Liều kế bỏ túi ポケット線量計 pocket dosimeter

Liều kế dùng phim フィルムバッジ film badge

Liều kế huỳnh quang 蛍光ガラス線量計 photoluminescence

glass dosimeter (→フィルム

バッジ)

(→Liều kế

dùng phim)

Liều kế nhiệt phát quang 熱ルミネセンス線量

計（ＴＬＤ）

thermoluminescence

dosimeter

Liều lượng 線量 dose (→ 放射線

の単位)

(→ Đơn vị

bức xạ)

Liều tập thể 集団線量 collective dose

Liều tương đương 等価線量 equivalent dose

Lò áp lực 加圧水型軽水炉 pressurized water

reactor (PWR)

Lò công suất 動力炉 power reactor

Lò nước nhẹ 軽水炉 light water reactor

Lò nước sôi 沸騰水型軽水炉（Ｂ

ＷＲ）

boiling water reactor

Lò phản ứng dùng để trình

diễn 実証炉 demonstration reactor

Lò phản ứng Fugen ふげん Fugen (reactor) （→新型転

換炉） (→ Lò phản

ứng chuyển

đổi nhiệt tiên

tiến)

Lò phản ứng hạt nhân 原子炉 nuclear reactor

Lò phản ứng khí nhiệt độ cao 高温ガス炉 high temperature gas

reactor (HTGR)

Lò phản ứng làm mát bằng

khí ガス冷却炉 gas cooled reactor

(GCR)

Lò phản ứng Monju もんじゅ Monju reactor

Lò phản ứng nhiệt cải tiến 新型転換炉 advanced thermal

reactor (ATR)

Lò phản ứng nơtron nhiệt 熱中性子炉 thermal neutron

reactor

Lò phản ứng nước nặng 重水炉 heavy water reactor

Lò phản ứng thử nghiệm 原型炉 prototype reactor

Lò tái sinh nhanh 高速増殖炉 fast breeder reactor

(FBR)

Lớp bảo vệ tự nhiên 天然バリア natural barrier （→地層処

分） (→Xử lý địa

chất )

Lớp phủ ブランケット Blanket

Luật bồi thường thiệt hại do

thảm họa hạt nhân 原子力損害賠償法 Act on Compensation

for Nuclear Damage

Luật cơ bản về năng lượng

nguyên tử 原子力基本法 Basic Act on Atomic

Energy

Luật cơ bản về ứng phó sự cố 災害対策基本法 basic law on disaster

prevention

Luật ngăn ngừa rủi ro bức xạ 放射線障害防止法 Act on Prevention of

Radiation Hazard

Luật về các biện pháp ứng

phó đặc biệt đối với thảm họa

hạt nhân

原子力災害対策特別

措置法

Act on Special

Measures Concerning

Nuclear Emergency

Preparedness

Luật về các quy chế liên

quan nguồn nguyên liệu hạt

nhân, chất làm nhiên liệu hạt

nhân và lò phản ứng

原子炉等規制法 Act on the Regulation

of Nuclear Source

Material, Nuclear Fuel

Material and Reactors

Mạng lưới phòng ngừa thảm

họa 防災活動体制 framework for disaster

prevention activity （→原子力

防災計画）

(→ Kế hoạch

phòng ngừa

thảm họa

năng lượng

nguyên tử)

Mật độ công suất 出力密度 power density

Mặt nạ bảo vệ 防護マスク protection mask （→防護

具）

(→ Dụng cụ

bảo vệ)

Máy đếm GM ＧＭ管式サーベイメ

ータ

GM Survey meter （→ガイガ

ーミュラー

計数管、サ

ーベイメー

タ） (→Ống đếm

Geiger-

Mueller,

Dụng cụ trắc

đạt)

Máy gia tốc 加速器 Accelerator

Mây phóng xạ 放射性プルーム radioactive plume

Máy Tokamak トカマク Tokamak

Mức (Thang) sự kiện hạt

nhân quốc tế (INES) 原子力発電所の事象

の国際評価尺度

International Nuclear

Event Scale

Mức liều chiếu xạ dân chúng 線量目標値 objective dose level

for public exposure

Năng lượng hạt nhân 核エネルギー nuclear energy

Năng lượng hạt nhân (Điện

hạt nhân) 原子力 nuclear power

Ngày của năng lượng nguyên

tử 原子力の日 a day of atomic energy

Nguồn nguyên liệu hạt nhân 核原料物質 nuclear source

material

Nguồn nơtron 中性子源 neutron source

Nguy hiểm rủi ro リスク risk

Nguyên tố siêu urani 超ウラン元素 trans-uranium

(transuranic elements)

Nguyên tử 原子 atom

Nguyên tử lượng 原子量 atomic weight

Nhân viên bức xạ 放射線業務従事者 radiation workers

Nhân viên đặc trách phòng

ngừa thảm họa hạt nhân

(Viên chức chính phủ phụ

trách phòng ngừa thảm họa)

原子力防災専門官 officer for disaster

prevention on nuclear

emergency

(Governmental Special

Officer for Disaster

Prevention)

Nhân viên giám sát an toàn

bức xạ 放射線取扱主任者 radiation protection

supervisor

Nhiên liệu đã cháy (đã qua sử

dụng) 使用済燃料 spent fuel

Nhiên liệu hạt nhân 核燃料 nuclear fuel

Nhiên liệu hạt nhân 原子燃料 nuclear fuel (→核燃料)

(→Nhiên

liệu hạt

nhân)

Nhiên liệu mới 新燃料 new fuel (→核燃料)

(→Nhiên

liệu hạt

nhân)

Nhiên liệu oxit hỗn hợp 混合酸化物燃料 mixed oxide fuel

Nhiệt sinh ra do phân rã

phóng xạ (Nhiệt phân rã) 崩壊熱 decay heat

Nóng chảy vùng hoạt 炉心溶融 core melt

Nơtron 中性子 neutron

Nơtron nhanh 速中性子 fast neutron (→中性子)

(→Nơtron)

Nơtron nhanh 高速中性子 fast neutron

Nơtron nhiệt 熱中性子 thermal neutron (→中性子)

(→Nơtron)

Nơtron trễ 遅発中性子 delayed neutron

Nuclit 核種 Nuclide

Nước nhẹ 軽水 light water

Nước thải nóng 温排水 hot waste water

Ống đếm Geiger-Mueller ガイガーミュラー

（ＧＭ）計数管

GM counter (GM

counter tube)

Ống đếm GM (ống đếm chớp

GM) ＧＭ計数管 GM counter (GM

counter tube) （ガイガー

ミュラー計

数管）

(→Ống đếm

Geiger-

Mueller )

Ống đếm nhấp nháy シンチレーション・

カウンタ

scintillation counter

Oxide uranium cô đặc イエローケーキ yellow cake

Pha loãng chất phóng xạ 放射性物質の希釈 dilution of radioactive

materials

Phân hạch hạt nhân 核融合 nuclear fusion

Phân hủy 崩壊 decay (→壊変)

(→Phân rã)

Phân hủy (phân rã) 壊変（崩壊） disintegration (decay)

Phân rã alpha アルファ壊変 alpha decay (→壊変)

(→Phân rã)

Phân rã beta ベーダ壊変 beta decay (→壊変)

(→Phân rã)

Phân tích an toàn theo xác

suất (Đánh giá an toàn theo

xác suất)

確率論的安全評価 probabilistic safety

analysis (probabilistic

safety assessment)

Phản ứng dây chuyền 連鎖反応 chain reaction

Phản ứng dây chuyền hạt

nhân 核分裂連鎖反応 nuclear chain reaction (→核分

裂)(→Sự

phân hạch

(Phân hạch

hạt nhân))

Phát điện năng lượng hạt

nhân 原子力発電 nuclear power

generation

Phông バックグラウンド Background

Phòng nghiên cứu phóng xạ

mức cao ホットラボ hot-laboratory

Phòng ngừa theo chiều sâu 多重防護 defense in depth

Phương pháp chiết bằng

dung môi 溶媒抽出法 solvent extraction

method (→再処理)

(→Tái xử lý)

Phương pháp đo bên ngoài

xác định liều chiếu trong cơ

thể

体外計測法 external measurement

method for internal

exposure

Phương pháp khuếch tán khí ガス拡散法 gaseous diffusion

process

Phương pháp làm giàu

uranium bằng laser レーザー濃縮法 laser uranium

enrichment method

Phương pháp tách ly tâm 遠心分離法 centrifugal separation

method

Phương pháp thử sinh học バイオアッセイ法 bio-assay

Pin nguyên tử 原子力電池 atomic battery

Plasma プラズマ plasma

Plutonium (Pu) プルトニウム plutonium

Proton 陽子 proton (→中性子、

原子)

(→Nơtron,

nguyên tử)

Quá trình làm đầy nước trở

lại 再冠水 reflood

Quản lý đo lường 計量管理 accountancy (→保障措

置)

(→Thanh sát

hạt nhân)

Quan trắc môi trường 環境モニタリング environmental

monitoring

Quan trắc phóng xạ môi

trường khi khẩn cấp 緊急時環境放射線モ

ニタリング

emergency

environmental

(radiological)

monitoring

Quay lại cuối (back end) バック・エンド back end

Quy định nội bộ về an toàn ở

các cơ sở hạt nhân 保安規定 internal regurations for

safety at nuclear

facilities (operational

safety programs)

Radium (Ra) ラジウム（Ｒａ） Radium

Radon (Rn) ラドン Radon

Rạn nứt do ăn mòn ứng suất 応力腐食割れ stress corrosion

cracking

Rào chắn nhân tạo 人工バリア engineered barrier

Rơi lắng phóng xạ フォールアウト fallout (→環境放射

線)

(→Bức xạ

môi trường)

Sản phẩm hoạt hóa (sản

phẩm bị kích hoạt) 放射化生成物 activated products

Sản phẩm phân hạch 核分裂生成物 fission product

Sievert (Sv) シーベルト（Ｓｖ） Sievert (Sv) (→ 放射線

の単位)

(→ Đơn vị

bức xạ)

Số khối 質量数 mass number

Số nguyên tử 原子番号 atomic number

Sơ tán 避難 evacuation

Sóng điện từ 電磁波 electro-magnetic wave

Strontium-90 ストロンチウム 90 strontium-90

Sử (Ứng) dụng bức xạ 放射線の利用 utilization of radiation

Sự cố đưa vào độ phản ứng 反応度事故 reactivity initiated

accident

Sự cố giả định 仮想事故 hypothetical accident

Sự cố lò phản ứng hạt nhân

Chernobyl チェルノブイリ原発

事故

Chernobyl nuclear

reactor accident

Sự cố lò phản ứng hạt nhân

Three-Mile Island スリーマイルアイラ

ンド(TMI)原発事故

Three-mile Island

nuclear reactor

accident

Sự cố mất nước làm mát 冷却材喪失事故（Ｌ

ＯＣＡ）

loss of coolant

accident

Sự cố nghiêm trọng 重大事故 major accident

Sự cố nhà máy điện hạt nhân 原子力発電所事故 nuclear power plant

accident

Sử dụng plutonium nhiệt プルサーマル pu-thermal utilization

(pul-thermal

utilization)

Sự khuyếch tán của các vật

liệu phóng xạ 放射性物質の拡散 diffusion of

radioactive materials

Sự phân hạch (Phân hạch hạt

nhân) 核分裂 fission (nuclear

fission)

Suối nước nóng urani, suối

nước nóng radon ラジウム温泉・ラド

ン温泉

radium hot spring,

radon hot spring (→ラドン)

(→Radon)

Tách nhóm/Chuyển hóa 群分離・消滅処理 group separation and

transmutation

Tải sau hoạt động 負荷追従運転 load follow operation (→出力調整

運転)

(→Điều

chỉnh điện áp

dưới tải)

Tái xử lý 再処理 Reprocessing

Tâm lò (vùng hoạt) 炉心 reactor core

Tẩy xạ 汚染除去 decontamination

Tẩy xạ và tháo dỡ デコミッショニング decommissioning (→原子炉の

廃止措置)

(→Tẩy xạ và

tháo dỡ)

Tẩy xạ và tháo dỡ 廃炉 decommissioning (→原子炉の

廃止措置)

(→Tẩy xạ và

tháo dỡ)

Tẩy xạ và tháo dỡ 廃止措置（廃炉） decommissioning (→原子炉の

廃止措置)

(→Tẩy xạ và

tháo dỡ)

Tẩy xạ và tháo dỡ 原子炉の廃止措置

（廃炉）

decommissioning

Thải bỏ trong tầng đất nông 浅地中処分 shallow-ground

disposal

Thải phóng xạ 放射性廃棄物 radioactive waste

Thải phóng xạ hoạt độ cao 高レベル放射性廃棄

物

high level radioactive

waste

Thải phóng xạ rắn đưa trở về

sau khi tái xử lý từ nước

ngoài

返還廃棄物 returned solidified

wastes from the

overseas reprocessing

Thẩm định cấp phép cơ sở

hạt nhân 安全審査 licensing review of

nuclear facilities

Thanh điều khiển 制御棒 control rod

Thành phản xạ 反射材 reflector

Thanh sát hạt nhân 保障措置 safeguards

Thanh tra 査察 inspection

Thiết bị cột bằng than hoạt

tính (dùng để hấp thụ chất

khí)

活性炭式希ガスホー

ルドアップ装置

charcoal column unit

Thiết bị điều khiển từ xa chất

phóng xạ マジックハンド magic-hand

Thiết bị đo phóng xạ bên

trong cơ thể ヒューマンカウンタ human counter (→対外計測

法)

(→Phương

pháp đo bên

ngoài xác

định liều

chiếu trong

cơ thể)

Thiết bị kiểm soát tay chân,

quần áo ハンドフットクロス

モニタ

hand foot cloth

monitor

Thiết bị kiểm tra bằng

phương pháp dòng xoáy 渦電流探傷装置 eddy current testing

(ECT)

Thiết bị tái hợp 再結合器 recombiner

Thông báo đến cộng đồng

khi có sự cố hạt nhân 緊急時の住民への情

報伝達

public information in

nuclear emergency

Thông lượng nơtron 中性子束密度 Neutron flux

Thori トリウム thorium

Thùng (thùng vận tải) hoặc

(Container vận chuyển) キャスク（輸送容

器）

Cask (transport vessel)

Thùng chứa 格納容器 containment vessel (→原子炉格

納容器)

(→Thùng

chứa lò phản

ứng)

Thùng chứa lò phản ứng 原子炉格納容器 reactor containment

vessel

Thùng lò phản ứng 原子炉圧力容器 reactor pressure vessel

Thùng vận tải 輸送容器 transport vessel (→キャス

ク)

(→Thùng)

Thuốc ổn định iot (thuốc

dùng đồng vị iot bền) ヨウ素剤 stable iodine pill

Thủy tinh hóa ガラス固化 vitrification

Tia alpha アルファ線（α 線） alpha ray

Tia beta ベータ線（β 線） beta ray

Tia gama ガンマ線（γ 線） gamma ray (→Ｘ線、壊

変、放射線

の種類)

(→Tia X,

phân rã, các

loại bức xạ)

Tia vũ trụ 宇宙線 cosmic ray

Tia X エックス（Ｘ）線 X ray

Tiết diện phản ứng 断面積 cross section

Tiêu chuẩn phóng thích vật

liệu phóng xạ (Tiêu chuẩn

quản lý rò rỉ phóng xạ)

放出管理基準 criteria for release of

radioactive materials

Tiêu chuẩn quản lý an toàn

bức xạ môi trường 環境管理基準 criteria for

environmental

radiation protection

Tính an toàn sẵn có 固有の安全性 inherent safety (→自己制御

性)

(→Hệ thống

tự điều

chỉnh)

Tính chất của tia bức xạ 放射線の性質 properties of radiations

Tổ chức Hợp tác và Phát

triển Kinh tế/Cơ quan Năng

lượng Hạt nhân

経済協力開発機構・

原子力機関

OECD/NEA

Tới hạn 臨界 Criticality

Trạm quan trắc モニタリングステー

ション

monitoring station

イオン交換 ion exchange

Triti トリチウム（三重水

素）

Tritium

Triti (Đồng vị nặng của

Hidro) 三重水素 Tritium

Trú ẩn trong tòa nhà đúc bê

tông コンクリート屋内退

避

sheltering in a cocrete

building (→屋内退

避)

(→Che chắn)

Trụ sở chính ứng phó thảm

họa 災害対策本部 headquarters of

disaster prevention

Trung tâm bên ngoài cơ sở

hạt nhân オフサイトセンター off site center

Tỷ lệ hoạt động theo thời

gian 時間稼働率 availability factor (→稼働率)

(→Tỷ suất

vận hành)

Tỷ lệ liều chiếu xạ (suất liều

chiếu) 照射線量率 exposure rate (→ 放射線

の単位)

(→ Đơn vị

bức xạ)

Tỷ lệ liều lượng (suất liều) 線量率 dose rate

Tỷ lệ sử dụng thiết bị (hệ số

sử dụng) 設備利用率 capacity factor

(utilization factor) (→稼働率)

(→Tỷ suất

vận hành)

Tỷ số đồng vị 同位体比 isotopic ratio (→同位体、

質量数)

(→Đồng vị,

số khối)

Tỷ suất vận hành 稼働率 availability factor

Urani ウラン uranium

Urani đioxit 二酸化ウラン uranium dioxide

Urani hexalforua (UF6) 六フッ化ウラン （Ｕ

Ｆ６）

uranium hexafluoride

Uranium nghèo 減損ウラン depleted uranium

Uranium nghèo 劣化ウラン depleted uranium

Uranium thiên nhiên 天然ウラン natural uranium

Ủy ban an toàn bức xạ quốc

tế (ICRP) 原子力安全委員会 nuclear safety

commission

Ủy ban Bảo vệ Bức xạ Quốc

tế (ICRP) 国際放射線防護委員

会

International

Commission on

Radiological

Protection (ICRP)

Ủy ban Khoa học Liên hiệp

quốc về ảnh hưởng của

phóng xạ nguyên tử

国連科学委員会 UNSCEAR

Ủy ban Năng lượng Nguyên

tử Nhật Bản 原子力委員会 Japne atomic energy

commission

Van xả áp 圧力逃し弁 pressure relief valve

Vật liệu chỉ thị sinh học 指標生物 biological index

materials

Vật liệu phân hạch 核分裂性物質 fissile material

Vật liệu phóng xạ 放射性物質 radioactive material

Vật liệu phóng xạ tự nhiên 自然放射性物質 natural radioactive

materials

Vị trí quan trắc モニタリングポスト monitoring post

Viên nhiên liệu ペレット pellet (→核燃料)

(→Nhiên

liệu hạt

nhân)

Vỏ bọc nhiên liệu 燃料被覆管 fuel cladding

Xà lim nóng ホットセル hot-cell

Xe giám sát bức xạ di động 走行サーベイ carborne survey

Xenon キセノン xenon (→希ガス)

(→Khí hiếm)

Xử lý chất thải lỏng 液体廃棄物の処理 liquid waste treatment

Xử lý chất thải rắn 固体廃棄物の処理 solid waste treatment

Xử lý chất thải thể khí 気体廃棄物の処理 off-gas treatment

Xử lý địa chất 地層処分 geological disposal

Y học hạt nhân 核医学 nuclear medicine

Phụ lục:

Cách sử dụng các giá trị và đơn vị trong năng lượng hạt nhân

Các ký hiệu, ký hiệu tắt trong hệ năng lượng hạt nhân

An toàn bức xạ/an toàn phóng xạ (radiation protection, radiological protection 放射線防護)

Là việc bảo toàn môi trường khi sử dụng năng lượng nguyên tử và tia phóng xạ, và bảo vệ

con người, v.v… khỏi các ảnh hưởng có hại của tia phóng xạ, v.v....

Ảnh hƣởng (Hiệu ứng) cơ thể (somatic effect 身体的影響)

Là những ảnh hưởng biểu hiện ra bên ngoài cơ thể của người bị nhiễm xạ. Tùy thuộc vào thời

gian từ khi bị phơi nhiễm cho đến khi có biểu hiện bên ngoài, ảnh hưởng (hiệu ứng) cơ thể

được chia thành ảnh hưởng cấp tính và ảnh hưởng (hiệu ứng) trễ.

Ảnh hưởng cấp tính là ảnh hưởng thể hiện ra bên ngoài sau khoảng vài chục ngày kể từ khi

bị tiếp xúc với một lượng bức xạ lớn. Có thể thấy rõ nhất dựa vào những triệu chứng lâm sàng.

Triệu chứng khác nhau ở mỗi người nhưng thông thường nếu bị nhiễm xạ toàn thân với liều

lượng từ 250 mSv trở lên thì lượng bạch cầu sẽ giảm xuống, từ 1.000~1.500 mSv bắt đầu xuất

hiện các triệu chứng. Trong vòng 30 ngày sau khi nhiễm xạ, 50% số người sẽ tử vong nếu

lượng bức xạ là 4.000mSv, và 100% tử vong nếu lượng bức xạ là 7.000mSv.

Những ảnh hưởng cấp tính như thế này sẽ không biểu hiện ra bên ngoài nếu lượng bức xạ thấp

hơn mức độ xác định, còn gọi là ngưỡng an toàn. Mức độ nặng nhẹ gây ra trên cơ thể người

phụ thuộc vào lượng bức xạ và được phân thành hai loại: ảnh hưởng xác định và ảnh hưởng

(hiệu ứng) ngẫu nhiên. Ngoài ra, lượng bức xạ gây tử vong cho con người bởi ảnh hưởng cấp

tính được gọi là liều tử vong.

Ảnh hưởng chậm phát sau khi trải qua thời gian ủ bệnh từ vài năm đến vài chục năm sẽ biểu

hiện ra bên ngoài với các triệu chứng của bệnh ung thư, bệnh máu trắng hoặc đục thủy tinh

thể… Không phải ai bị nhiễm phóng xạ cũng mắc bệnh ung thư và máu trắng, xác suất phát

sinh những căn bệnh như ung thư ở một nhóm người bị phơi nhiễm được cho là tỷ lệ với liều

lượng bức xạ. Và những ảnh hưởng như thế này được gọi là ảnh hưởng mang tính xác suất. Về

việc có hay không ngưỡng an toàn ở ảnh hưởng mang tính xác suất vẫn chưa được chứng minh

rõ ràng, tuy nhiên theo Uỷ ban Quốc tế về an toàn bức xạ hạt nhân (ICRP) suy đoán rằng

không có ngưỡng an toàn đối với ảnh hưởng mang tính xác suất này nhằm mục đích khuyến

cáo mọi người không nên đánh giá quá thấp ảnh hưởng của nó.

Những triệu chứng của ảnh hưởng xuất hiện sau khi bị phơi nhiễm và liều lượng gây ảnh

hưởng:

Lượng bức xạ

(mSv) Triệu chứng

Dưới 250 Về mặt giám định y khoa, chưa công nhận có triệu

chứng.

250 Ngưỡng an toàn mà bạch cầu giảm xuống tạm thời.

500 Bạch cầu giảm xuống tạm thời và sắp phục hồi.

1.000 Nôn mửa, thổ tả, toàn thân mệt mỏi, bạch huyết cầu

giảm mạnh.

1.500 50％ số người có triệu chứng xây xẩm (giống như bị

say rượu 2, 3 ngày).

2.000 5％ số người bị tử vong.

4.000 50％ số người bị tử vong trong vòng 30 ngày.

6.000 90％ số người bị tử vong trong vòng 2 tuần.

7.000 100％ số người bị tử vong.

(Khi bị phơi nhiễm toàn thân tạm thời tia gama hoặc tia X)

Ảnh hƣởng (Hiệu ứng) mang tính di truyền (hereditary effect, generic effect 遺伝的影響)

Là ảnh hưởng (hiệu ứng) mang tính di truyền xảy ra ở đời sau do nhiễm xạ từ đời cha mẹ để

lại. Tỷ lệ (số người) phát sinh ảnh hưởng này tỷ lệ thuận với lượng bức xạ tiếp nhận và mật độ

tiếp xúc của con người. Các điều tra về nạn nhân nhiễm xạ bom nguyên tử vẫn chưa xác định

được những ảnh hưởng (hiệu ứng) mang tính di truyền trên con người. Từ kết quả thí nghiệm

được thực hiện trên động vật, người ta ước tính được rằng: có khoảng 4/100.000 trường hợp

những dị tật nặng di truyền lại cho thế hệ sau khi cha hoặc mẹ có độ phơi nhiễm khoảng 10

mSv. Theo báo cáo của Ủy ban khoa học liên hợp quốc (năm 1982), ngay cả với những trường

hợp không phải do nhiễm xạ thì cứ 100 trẻ em sinh ra có 10,5 trẻ bị dị tật nặng do di truyền nào

đó (tỷ lệ phát sinh tự nhiên là 10,5%). Bên cạnh đó, người ta ước tính được rằng với liều lượng

1.000 mSv thì tỷ lệ phát sinh ảnh hưởng (hiệu ứng) mang tính di truyền sẽ tăng gấp đôi so với

tỷ lệ phát sinh tự nhiên. (->ảnh hưởng xách định và ảnh hưởng không xác định)

Ảnh hƣởng (Hiệu ứng) ngẫu nhiên và ảnh hƣởng tất định (tất nhiên) (Stochastic effect and

Deterministic effect 確率的影響と確定的影響)

Giống với ảnh hưởng (hiệu ứng) mang tính di truyền và ung thư, ảnh hưởng (hiệu ứng) ngẫu

nhiên là một trong số các ảnh hưởng của tia phóng xạ đối với cơ thể người tăng lên khi tỷ lệ

phát sinh (tỷ lệ số người bị ung thư trong số những người bị nhiễm bức xạ) của các ảnh hưởng

này tăng lên theo sự gia tăng của lượng bức xạ tiếp nhận. Mức độ ảnh hưởng được xem là

không tồn tại trong lượng tia tiếp nhận. Trong trường hợp này, trên phương diện an toàn bức

xạ/an toàn phóng xạ, không có ngưỡng an toàn bức xạ (lượng tia không gây ra ảnh hưởng trong

phạm vi lượng tia thấp hơn so với quy định) là một giả thiết an toàn. Trong kết quả điều tra các

nạn nhân của bom nguyên tử ở Hiroshima và Nagasaki, sự gia tăng ảnh hưởng (hiệu ứng) mang

tính di truyền bởi bức xạ vẫn chưa được công nhận. Ngoài ra, sự gia tăng tỷ lệ phát sinh bệnh

ung thư khi lượng bức xạ ở mức thấp hơn 0,2 Sv cũng chưa được công nhận. (→ Ảnh hưởng

(hiệu ứng) mang tính di truyền)

Mức độ ảnh hưởng nặng hơn do sự gia tăng của lượng tia tiếp nhận ứng với từng ngưỡng giới

hạn và gây ra những tác động như rụng tóc, vô sinh, v.v… gọi là ảnh hưởng xác định và chỉ

những người tiếp xúc với tia phóng xạ mới được gọi là có ảnh hưởngs. (→ Ảnh hưởng (Hiệu

ứng) cơ thể)

Ảnh hƣởng (Hiệu ứng) trễ (late effect (latent effect) 晩発的影響) (→身体的影響) (→ Ảnh

hưởng (Hiệu ứng đến cơ thể)

Áp lực biên (pressure boundary 圧カバウンダリ)

Lò nước nhẹ là hệ thống máy cần hấp thu một lượng áp lực lớn cho hệ thống làm mát chính khi

vận hành. Cấu tạo lò nước sôi (BWR) bao gồm thùng lò phản ứng, hệ thống ống dẫn, bơm tuần

hoàn, van, v.v... ; ở lò áp lực được cấu thành có bổ sung thêm những thiết bị như là tăng áp,

một phần của thiết bị tạo hơi nước, v.v.… vó vai trò cực kỳ quan trọng trong việc duy trì an

toàn do những sự cố có thể phát sinh ở quá trình làm đầy nước trở lại khi chúng bị hư.

Ba luật cơ bản của năng lƣợng nguyên tử (three fundamental rules of atomic energy 原子力

Ảnh hưởng

cơ thể

Ảnh hưởng

thời kỳ đầu

Rụng tóc,vô

sinh, v.v…

Bệnh ung thư,

máu trắng

Tác động di

truyền

Có ngưỡng giới hạn

Ảnh

hưởng xác

định

Tác động xác

định

( Giả thiết không có

ngưỡng giới hạn )

Ảnh hưởng

mang tinh di

truyền

Bệnh bạch

tạng Ảnh hưởng

phát chậm

Ảnh hưởng tia phóng xạ lên cơ thể người

三原則) (→原子力基本法)(→ Luật cơ bản về năng lượng nguyên tử)

Bảo vệ thực thể (vật liệu và cơ sở hạt nhân) (physical protection 核物質防護) (of nuclear

material and facilities)

Là công tác ngăn ngừa nhiên liệu hạt nhân bị đánh cắp ở kho dự trữ hay trong quá trình vận

chuyển, ngăn ngừa các thiết bị vận chuyển và cơ sở vật chất bảo quản nhiên liệu hạt nhân, vận

chuyển nhiên liệu hạt nhân bị hư tổn, hoặc những chế độ liên quan đến cách thức thực hiện

những hoạt động này. Hiện tại đã xây dựng được cách thức theo quy định trong luật về các quy

chế liên quan nguồn nguyên liệu hạt nhân, chất làm nhiên liệu hạt nhân và lò phản ứng theo

“điều ước liên quan đến vấn đề bảo vệ thực thể (vật liệu và cơ sở hạt nhân)” quốc tế. Điều ước

có hiệu lực vào năm 1987, năm 1988 Nhật cũng tham gia ký kết hiệp ước này. Về cơ sở vật

chất, đã xây dựng biện pháp chống xâm nhập 3 tầng dựa vào số lượng và chủng loại nhiên liệu

hạt nhân. Bên cạnh đó, các biện pháp bảo vệ thích hợp dựa trên số lượng và chủng loại nhiên

liệu hạt nhân trong quá trình vận chuyển cũng đã được xây dựng. Plutonium và urani 235 có

khối lượng từ 15 gram trở lên là đối tượng áp dụng của bảo vệ thực thể (vật liệu và cơ sở hạt

nhân).

Becqrell (Becqrell ベクレル) (→放射能の単位) (→Đơn vị hoạt độ phóng xạ)

Bệnh viện chuyên khoa về rủi ro bức xạ (designated hospitals for radiation hazards 放射線

障害専門病院)

Ngoài Cơ quan Nghiên cứu tổng hợp y học phóng xạ, bệnh viện chuyên khoa về rủi ro bức

xạ là các bệnh viện đại học hay các cơ quan y tế nhà nước có các chuyên gia về sự cố tia phóng

xạ.

Biện pháp an toàn bức xạ (radiation protection countermeasures 防護対策) (→被ばく防

護対策) (→ Các biện pháp bảo vệ chiếu xạ)

Biện pháp bảo vệ cho những nhân viên ngăn ngừa thảm họa (protection measures for

disaster prevention workers 防災業務関係者の防護措置)

Khi được dự báo xảy ra phơi nhiễm bức xạ do vật liệu phóng xạ phóng ra, những người làm

công tác phòng ngừa thảm họa phải thực hiện các biện pháp như đeo liều kếcá nhân, dụng cụ

bảo vệ cần thiết, đeo mặt nạ bảo vệ, uống sẵn thuốc iodine ngăn ngừa phơi nhiễm phóng xạ,

v.v.... Ủy ban an toàn bức xạ Nhật Bản quy định các chỉ số tới hạn ngăn ngừa thảm họa năng

lượng nguyên tử như dưới đây làm chỉ tiêu phòng ngừa bức xạ lên những người làm công tác

phòng ngừa thảm họa có liên quan đến biện pháp ứng phó tai nạn khẩn cấp và phục hồi sau tai

nạn.

(1) Liều hiệu dụng: 50mSv

(2) Tuy nhiên, liều hiệu dụng là 100mSV trong trường hợp những người thực hiện các công

việc khẩn cấp tại hiện trường sự cố thực hiện các công việc ứng cứu khẩn cấp bắt buộc

và ngăn chặn tình trạng tai nạn lan rộng. Ngoài ra, tùy theo nội dung công việc và khi

cần thiết, liều lượng tương đương đối với thủy tinh thể của mắt là 300mSv, và đối với

da là 1mSv.

Các chỉ tiêu này được quy định dựa trên quan điểm bảo vệ trong các công việc khẩn cấp của

Cơ quan Quốc tế (ICRP, IAEA) và pháp lệnh liên quan đến Nhân viên bức xạ của Nhật Bản.

Biện pháp y tế khi khẩn cấp (emergency medical services (measures) 緊急時医療措置)

Đội cứu hộ địa phương, đội y tế do Trụ sở chính ứng phó thảm họa của đoàn thể công cộng địa

phương thành lập thực hiện cấp cứu, khử nhiễm từ vật liệu phóng xạ, chẩn đoán (sàng lọc) phơi

nhiễm phóng xạ, v.v…. Ngoài ra, chuyển người nghi nhiễm phóng xạ đến bệnh viện hoặc bác

sỹ chuyên khoa để được chẩn đoán và điều trị đúng chuyên môn. (→ quy chế khi khẩn cấp)

Bình điều áp (pressurizer 加圧器)

Sử dụng bình điều áp tại một bộ phận của hệ sơ cấp để tăng áp cho hệ trong lõi của lò áp lực

sao cho chất làm mát sơ cấp của hệ thống chính không bị đun sôi. Bình điều áp hoạt động như

nồi áp suất nên phần dưới của bình được nối với bình chịu áp lực phản ứng, và giữ áp suất hơi

nước bão hòa luôn ở mức cao hơn khoảng 20℃ so với nhiệt độ ra của nước làm mát trong lõi lò

phản ứng. (-> lò áp lực)

Bình ngƣng (condenser 復水器)

Bình ngưng có nhiệm vụ ngưng tụ hơi nước làm quay tua-bin máy phát điện trở lại trạng thái

nước ban đầu. Nước được đưa đến lò phản ứng hạt nhân hay bình sinh hơi.

Ngoài ra, khi bình ngưng tiến gần đến trạng thái chân không sẽ đóng vai trò nâng cao hiệu

suất phát điện do sai số áp lực với đầu vào tua-bin lớn lên. Trong bình ngưng có nhiều ống cho

nước biển làm lạnh đi qua, hơi nước được làm lạnh nhờ lượng lớn nước biển này sẽ quay lại

trang thái nước ban đầu. Nước biển lấy nhiệt từ hơi nước làm nhiệt độ tăng lên khoảng 70C so

với nhiệt độ ban đầu, sau đó được thải ra. Nước này được gọi là nước thải nóng. (→ Nước thải

nóng)

Bình sinh hơi (steam generator 蒸気発生器)

Là thiết bị làm phát sinh hơi được sử dụng ở các lò phản ứng như lò áp lực. Đặc trưng của lò

áp lực là truyền nhiệt của chất làm mát sơ cấp có áp suất cao và nhiệt độ cao cho nước làm mát

phụ thông qua nồi hơi, sau đó làm sôi nước này để tạo ra hơi. Nồi hơi là một loại thiết bị trao

đổi nhiệt, chất làm mát sơ cấp chảy bên trong rất nhiều các ống truyền nhiệt nhỏ, làm sôi nước

làm mát thứ cấp chảy ở phía ngoài để tạo thành hơi. Hơi nước này sẽ làm quay tua bin và sinh

ra điện. Các ống truyền nhiệt được làm bằng hợp kim niken, tuy nhiên do có hiện tượng ăn

mòn và vỡ các ống truyền nhiệt thường hay xảy ra nên việc cải thiện vật liệu sử dụng và thiết

kế nồi hơi đang được thực hiện. (→ Lò áp lực)

Bó nhiên liệu (Fuel assembly 燃料集合体)

Là thể tổng hợp của các thanh nhiên liệu chứa nhiên liệu hạt nhân sử dụng tại lò phản ứng

hạt nhân. Bó nhiên liệu của lò nước nhẹ là vật được lắp ráp từ hàng chục đến hàng trăm thanh

nhiên liệu chứa nhiên liệu uran (viên nhiên liệu) có đường kính khoảng 1cm, dài khoảng 4m,

được đóng rắn lại thành hình vuông với khoảng cách phù hợp sao cho nước làm lạnh có thể đi

qua. (→ Nhiên liệu hạt nhân, tâm lò)

Bom nguyên tử (atomic bomb 原子爆弾)

Khi tập hợp urani 235 và plutonium 239 nguyên chất lại trên một lượng nhất định (lượng giới

hạn) sẽ tạo ra phản ứng dây chuyền hạt nhân và tạo ra hiện tượng nổ lớn trong một thời gian

cực ngắn. Bom nguyên tử vận dụng nguyên lý này để thực hiện cơ chế gây nổ hạt nhân bằng

cách chuẩn bị sẵn một tỷ lệ urani và plutonium trên mức giới hạn vào trong vỏ đạn, sử dụng

thuốc súng làm chất kích nổ, tập trung vào 1 chổ cho phát nổ hạt nhân. Lượng giới hạn quy

định với urani 235 là khoảng 10 kg, plutonium 239 là khoảng 7kg. Bom khinh khí được tạo ra

bằng cách tổng hợp hydro nặng, triti, v.v… xung quanh bằng sức nóng của bom nguyên tử từ

đó tạo ra một vụ nổ lớn. (→Tính tự điều chỉnh)

Bơm tái tuần hoàn vòng sơ cấp (primary loop recirculation pump 再循環ポンプ)

Là thiết bị đưa chất làm mát sơ cấp của lò nước sôi đến máy bơm phun (jet pump) và làm tuần

hoàn bắt buộc. Lưu lượng nước được kiểm soát nhờ vào motor có thể thay đổi tốc độ, và có thể

thay đổi công suất của lò phản ứng theo tỷ lệ của công suất với lưu lượng. Ở các lò phản ứng từ

trước cho đến giờ, bình thường sẽ được thiết kế 2 bơm tái tuần hoàn, tuy nhiên ở lò nước sôi

thế hệ mới (ABWR) có tới 10 bơm tái tuần hoàn được thiết kế bên trong thùng lò phản ứng.

Bức xạ (radiation 放射線)

Là sóng điện từ năng lượng cao tạo thành từ các bức xạ ion hóa, nói cách khác, đây là tên

gọi chung của sóng điện từ có bước sóng cực ngắn và các hạt bay với tốc độ cao.

Bức xạ môi trƣờng (environmental radiation 環境放射線)

Gọi tia phóng xạ có trong tự nhiên và trong môi trường sinh hoạt của con người là bức xạ môi

trường. Lượng tia phóng xạ mà con người tiếp nhận nhiều nhất là bức xạ tự nhiên, tiếp theo là

bức xạ nhân tạo chẳng hạn như tia phóng xạ dùng trong y tế như tia X dùng để chẩn đoán bệnh,

v.v…, tia phóng xạ phóng ra từ các trận bụi phóng xạ từ các cuộc thử nghiệm hạt nhân trong

quá khứ, v.v….

Tia phóng xạ trở thành đối tượng của giám sát môi trường bức xạ tại cơ sở hạt nhân là tia

phóng xạ từ những vật liệu phóng xạ thoát ra ngoài từ các cơ sở này. (→giám sát môi trường)

Bức xạ nhân tạo (artificial radiations (anthropogenic radiation) 人工放射線 )

Bức xạ nhân tạo là bức xạ được tạo ra từ máy tạo tia X, máy gia tốc, v.v… mà tiêu biểu là tia X

dùng để chẩn đoán bệnh. Ngoài ra, những bức xạ phát ra từ những chất phóng xạ nhân tạo được

tạo ra ở lò phản ứng hoặc máy gia tốc cũng là bức xạ nhân tạo. (→ Bức xạ tự nhiên)

Ví dụ, stronti 90, xêzi 137, i-ốt 131 được tạo ra dưới dạng một sản phẩm phân hạch bên trong

lò phản ứng hạt nhân. Ngoài ra những bức xạ phát ra từ những chất phóng xạ nhân tạo được tạo

ra ở lò phản ứng hoặc máy gia tốc cũng là bức xạ nhân tạo.

Bức xạ tự nhiên (natural radiations 自然放射線)

Bức xạ tự nhiên là bức xạ bao gồm tất cả các loại bức xạ có trong tự nhiên. Có những bức xạ

phát sinh từ những vật liệu phóng xạ được tạo ra thông qua các phản ứng với các vật chất có

trong khí quyển và tia vũ trụ có trong không gian, và cũng có những bức xạ phát sinh từ các vật

liệu bức xạ như: Một lượng nhỏ Kalium, Thorium, Urani có ở nơi chúng ta đang sinh sống.

Ngoài ra, trong cơ thể chúng ta luôn có một lượng nhất định những vật liệu phóng xạ như

kalium 40 có trong thực phẩm. Theo như báo cáo của Ủy ban Khoa học Liên hiệp quốc về ảnh

hưởng của phóng xạ nguyên tử (năm 1988), lượng bức xạ tự nhiên bình quân trên toàn thế giới

1 người trên 1 năm khoảng 1,1 mSv. Tỷ lệ chi tiết như sau: lượng bức xạ từ trái đất khoảng

0,4 %, từ tia vũ trụ là 0,35%, từ vật liệu phóng xạ có trong cơ thể là 0,35% mSv. Ngoài ra,

nhiễm xạ do hít các chất khí như radon, v.v… có trong không khí khoảng 1,3 mSv (1 người

trên 1 năm). Nếu cộng thêm lượng nhiễm xạ này, thì bình quân lượng nhiễm xạ 1 người trên 1

năm khoảng 2,4 mSv (Tham khảo hình ở trang kế tiếp). Tuy nhiên, lượng bức xạ từ trái đất và

lượng bức xạ do hít khí radon sẽ khác nhau tùy thuộc vào địa chất ở từng khu vực. Khác biệt về

địa chất ảnh hưởng lớn đến lượng bức xạ. (→Tia vũ trụ)

Buồng ion hóa (Ionization chamber 電離箱)

Là thiết bị đo cường độ tia phóng xạ tạo ra thể khí sau khi đo lường lượng ion sinh ra bằng ion

hóa bên trong thể khí đó. Bên trong hộp đã cho khí vào đặt 2 điện cực + và -, khi điện áp của

dòng một chiều cao tạo ra điện trường thì cặp ion đã sinh ra dưới tác dụng ion hóa của tia

phóng xạ sẽ tập trung tại các điện cực, đây là cơ chế đo lường lượng tia phóng xạ bằng ampe kế

hoặc là điện kế. (→ Dụng cụ trắc đạt, liều kế bỏ túi)

Buồng phân hạch (fission chamber フィッション・チェンバ) (→電離箱) (→ Buồng ion

hóa)

Các biện pháp bảo vệ chiếu xạ (exposure protection measures 被ばく防護対策)

Ba nguyên tắc cơ bản trong ngăn ngừa nhiễm xạ gồm cách ly khỏi nguồn phóng xạ đối với

chiếu xạ ngoài, che chắn và rút ngắn thời gian phơi nhiễm.

Dựa vào nguyên tắc này, với biện pháp an toàn bức xạ khi xảy ra sự cố tại cơ sở năng lượng

nguyên tử, v.v… các biện pháp như cách ly xa khỏi nguồn phóng ra của vật liệu phóng xạ,

v.v… hay biện pháp sơ tán, lánh nạn khẩn cấp có thể sử dụng khi cần thiết.

Với chiếu xạ trong thì các nguyên tắc như đóng kín vật liệu phóng xạ, không hít thở không khí

có chứa vật liệu phóng xạ và không sử dụng thức ăn, uống đã bị ô nhiễm thường được áp dụng.

Với người dân sinh sống ở khu vực lân cận, các biện pháp như nghiêm cấm, giới hạn sử dụng

thức ăn, uống được áp dụng đồng thời với các nguyên tắc trên.

Các loại bức xạ (kinds of radiations 放射線の種類)Hạt nhân nguyên tử helium (tia alpha)

sinh ra từ phân rã (phân hủy) hạt nhân nguyên tử, electron tốc độ cao (tia beta), sóng điện từ

(tia gama), tia nơtron, v.v... là các tia phóng xạ. Những vật chất có trong thế giới tự nhiên bao

gồm tia phóng xạ từ các loại hạt nhân nguyên tử có độ phóng xạ tự nhiên có trong đất, hoặc các

loại hạt bay đến trái đất từ vũ trụ và các tia phóng xạ sinh ra từ các hạt đó gọi là bức xạ tự

nhiên; vật chất sinh ra từ thiết bị tạo tia X, máy gia tốc, lò phản ứng hạt nhân, v.v... là bức xạ

nhân tạo.

Có 3 loại là sóng điện từ, hạt có mang điện và hạt không mang điện khi phân loại các loại bức

xạ rộng ra theo tính chất của bản thân tia phóng xạ thì phân thành 3 loại là: sóng điện từ, phần

tử có sự nạp điện, phần tử không có sự nạp điện.

Cất giữ ở dạng khô (dry storage 乾式貯蔵)

Là một trong những phương thức dự trữ nhiên liệu đã sử dụng. Cho nhiên liệu vào trong các

thùng trong môi trường có các khí đã làm khô như không khí, khí trơ, carbon dioxide, v.v…

hay bảo quản/dự trữ trong các hố dưới lòng đất và kho dự trữ trong các tòa nhà, v.v…. Ngày

nay, dự trữ dạng ướt (dự trữ trong hồ nước) thường được sử dụng nhưng dự trữ dạng khô có chi

phí vận chuyển rẻ hơn, ít phát sinh chất gây ô nhiễm, v.v… nên luôn được đánh giá tốt hơn

trong trường hợp cần dự trữ dài hạn. Các nước khác ưa chuộng phương pháp này hơn.

Cesium-137 (cesium-137 セシウム１３７)

Cesium 137 là đồng vị phóng xạ của cesium có số nguyên tử là 55 (137

Cs), có chu kỳ bán rã

là 30 năm, giải phóng tia beta và tia gama. Về mặt hóa học, nếu Cesium-137 đi vào cơ thể qua

đường ăn uống thì nó sẽ lan rộng khắp cơ thể và cũng bài tiết rất nhanh. Tính chất này gần

giống với kalium. Từ khoảng vài chục đến vài trăm ngày, phân nửa lượng cesium sẽ được bài

tiết khỏi cơ thể. Thông thường, sẽ giảm phân nửa trong khoảng 110 ngày (→Chu kỳ bán hủy

sinh học). Được cho là một trong những chất tạo ra phân hạch hạt nhân, cesium có trong mưa

phóng xạ do các thí nghiệm bơm nguyên tử hidro trước đây. Nhưng từ sau sự cố hạt nhân

Chernobyl, Cesium-137 và Cesium-134 (chu kỳ bán rã 2 năm) trở thành những hạt nhân quy

định chỉ tiêu về lượng chất phóng xạ có trong thực phẩm nhập khẩu.

Chất độc cháy đƣợc (burnable poison 可燃性毒物)

Là các chất hấp thụ notron đã thêm vào nhiên liệu, v.v… với mục đích kéo dài thời gian vận

hành của lò phản ứng hạt nhân, hay làm quân bình sự phân bố dòng notron bên trong tâm lò.

Cùng với quá trình đốt cháy nhiên liệu, chất này sẽ phản ứng với notron và mất đi nên được gọi

là chất độc cháy được. Tiêu biểu là boron.

Chất làm chậm (moderator 減速材)

Là chất được dùng để làm giảm vận tốc của các nơtron nhanh giải phóng ra trong quá trình

phân hạch (tốc độ trung bình khoảng 20.000km/giây) xuống thành nơtron nhiệt (tốc độ trung

bình khoảng 2km/giây) để phản ứng phân hạch bên trong lò phản ứng hạt nhân hoạt động một

cách hiệu quả. Những chất thường được dùng là nước nhẹ (nước thông thường), nước nặng,

than chì, v.v… Tùy theo chủng loại chất làm chậm mà sẽ phân loại thành lò nước nhẹ, lò phản

ứng nước nặng, lò phản ứng khí than chì, v.v…

Chất làm mát sơ cấp (primary coolant 1 次冷却水)

Là nước của hệ thống làm mát sơ cấp, làm mát trực tiếp tâm lò phản ứng hạt nhân. Đối với các

lò áp lực, tua-bin và lò phản ứng hạt nhân được kết nối với nhau thông qua bộ trao đổi nhiệt.

Do đó, thuật ngữ ”chất làm mát sơ cấp” giúp phân biệt nước chảy qua hệ thống làm mát sơ cấp

(hệ sơ cấp) bao gồm lò phản ứng hạt nhân với nước (hơi nước) chảy qua hệ thống làm mát thứ

cấp (hệ thứ cấp) bao gồm cả lò phản ứng hạt nhân và tua-bin. (-> lò áp lực)

Chất làm nhiên liệu hạt nhân (nuclear fuel material 核燃料物質)

Về mặt luật pháp, Chất làm nhiên liệu hạt nhân là urani tự nhiên, urani có nồng độ thấp hơn

urani tự nhiên, thori và các hợp chất từ những nhiên liệu này có thể sử dụng làm nhiên liệu cho

lò phản ứng hạt nhân và urani có nồng độ cao hơn urani tự nhiên, plutonium, urani 233 và các

hợp chất từ những nhiên liệu này cũng như những hợp chất tạo thành từ sự kết hợp của 1 hoặc

2 chất trên. Tuy nhiên, loại trừ Chất làm nhiên liệu hạt nhân. Phạm vi của Chất làm nhiên liệu

hạt nhân được sử dụng làm nhiên liệu lò phản ứng hạt nhân này là những nguyên nhiên liệu

đãđược quy định trong luật.

Chất mang (carrier 担体)

Là những chất được bổ sung để làm ổn định cử động hóa học của chất mục tiêu có khối lượng

rất nhỏ (đồng vị phóng xạ). Có trường hợp là chất mang đồng vị (isotopic carrier) và chất

mang không đồng vị (non-isotopic carrier).

Chất tải nhiệt (chất làm mát) (coolant 冷却材)

Là chất có nhiệm vụ loại nhiệt sinh ra từ bề mặt của ống cách ly nhiên liệu do phân hạch hạt

nhân, chất này cần khó hấp thu nơtron, không bị biến chất do tác dụng của tia phóng xạ, v.v….

Ở dạng dung dịch thì có nước nhẹ, nước nặng, dung dịch natrium (lò phản ứng cao tốc), ở thể

khí thì có khí CO2 , khí helium thường được sử dụng chủ yếu.

Chất thải crud (crud クラッド)

Là tên gọi chung của vật liệu phóng xạ ở trạng thái cặn nước sinh ra trong chất làm mát sơ cấp

như lò nước nhẹ, v.v… Chủ yếu đây là chất tạo thành do hao mòn nước của nguyên liệu cấu

tạo hệ sơ cấp. Nó co thành phần chính là oxit sắt và niken nhưng chất phát ra tia phóng xạ rất

mạnh là Coban 58 và Coban 60, v.v.... Những chất này khi bám vào bề mặt của ống làm mát sơ

cấp chính là nguyên nhân gây chiếu xạ trong những lần kiểm tra định kỳ. Vì vậy, người ta thực

hiện xử lý nước hay lựa chọn nguyên liệu để giảm thiểu sự tạo thành chất thải crud. (→Sản

phẩm hoạt hóa)

Chất thải phóng xạ chứa hạt Alpha (alpha bearing waste アルファ廃棄物)

Là thải phóng xạ có chứa vật liệu phóng xạ phát ra tia alpha vượt quá mức tiêu chuẩn cho phép.

Ví dụ như chất thải bao gồm các nguyên tố actinit, v.v… có chu kỳ bán rã dài sinh ra từ quá

trình tái xử lý nhiên liệu đã qua sử dụng. (-> chất thải mức độ cao)

Chất thải TRU (TRU waste (transuranium waste) TRU 廃棄物)

Là thải phóng xạ bao gồm nguyên tố siêu urani tạo ra từ giai đoạn tái xử lý. Vì có chu kỳ bán rã

dài và có mang các loại hạt nhân nguyên tử phóng ra tia alpha nên không thể xử lý giống như

xử lý chất thải cấp thấp. Vì thế, các kỹ thuật đóng rắn cố định và phương pháp tiêu hủy đang

được nghiên cứu. Xử lý chất thải TRU gần giống với cách xử lý chất thải cấp cao cũng đang

được xem xét. (→ Nguyên tố siêu urani)

Che chắn (sheltering 屋内退避)

Là biện pháp được thực hiện như là một biện pháp an toàn bức xạ đơn giản khi liều lượng đo

được từ vật liệu phóng xạ hoặc tia phóng xạ được giải phóng ra bên ngoài do sự cố xảy ra ở cơ

sở hạt nhân vượt quá mức độ đã được quy định. Trú ẩn trong nhà phát huy hiệu quả khi đóng

chặt các cửa, không để không khí có chứa bức xạ bên ngoài lọt vào bên trong nhà.

Hiệu quả che chắn (tỷ lệ nhận bức xạ) khi trú ẩn trong nhà được đánh giá qua các thông số sau.

Khi lượng bức xạ bên ngoài là 1 thì tỷ lệ nhận bức xạ đối với nhà bằng gỗ là 0,9, nhà xây bằng

gạch đá là 0,6, tầng hầm của nhà gỗ là 0,6, tầng hầm của nhà xây bằng gạch đá là 0,4, nhà đúc

bằng bê tông là dưới 0,2.

Trú ẩn trong nhà đúc bằng bê tông có thể làm giảm đáng kể việc nhiễm xạ toàn thân nhờ tác

dụng che chắn và nhiễm xạ tuyến giáp nhờ kín khí. Vì vậy, về nguyên tắc người dân nên chọn

lựa trước các tòa nhà công cộng trong phạm vi gần để trú ẩn, sau đó xem xét đến tình hình thời

tiết khi xảy ra sự cố, số người có thể chứa được, v.v… để quyết định nơi thích hợp nhất.

Liều dự báo trú ẩn trong nhà và sơ tán

Liều lượng đo đạc (đơn vị: mSy)

Liều lượng gây

nhiễm xạ

- Liều lượng tác động

của i-ốt bức xạ tới

tuyến giáp, v.v….

- Liều lượng tác động

của urani hoặc

plutonium đến phổi

hoặc xương cốt.

Nội dung biện pháp an toàn bức xạ

10 - 50 100 - 500

Người dân trú ẩn trong nhà của mình. Lưu ý

đóng chặt các cửa ra vào, v.v…. Tuy nhiên, đối

với các tia notron hoặc tia gama phóng ra trực

tiếp từ cơ sở hạt nhân thì cần phải trú ẩn trong

nhà đúc bằng bê tông hoặc sơ tán khi có chỉ thị

từ trụ sở đối ứng sự cố hạt nhân tại địa phương.

Trên 50 Trên 500 Người dân trú ẩn trong nhà đúc bằng bê tông,

hoặc sơ tán theo hướng dẫn.

Che chắn (shielding (shield) 遮へい)

Để giảm lượng nhiễm xạ trên cơ thể người, ngăn ngừa tình trạng tiếp xúc bức xạ và tổn thương

do bức xạ từ cơ sở hạt nhân hoặc các máy móc thiết bị, xung quanh nguồn phát sinh bức xạ

được thiết kế tấm chắn hấp thụ tia phóng xạ và ngăn chặn bức xạ rò rỉ. Bê tông và chì được sử

dụng chính cho việc chắn bức xạ của tia gama. Mặt khác, ngoài bê tông, nước có chứa nhiều

hidro và các loại plastic được sử dụng để chắn bức xạ của nơtron. Vì tấm chắn ở phần thân của

lò phản ứng bảo vệ cơ thể của nhân viên khỏi tác động của bức xạ, nên được gọi là tấm chắn

sinh học.

Chiếu xạ cục bộ (extremity exposure 局部被ばく) (→外部被ばく）(→external exposure)

(→ Chiếu xạ ngoài)

Chiếu xạ ngoài (external exposure 外部被ばく)

Là tiếp nhận tia phóng xạ từ bên ngoài cơ thể. Cũng có thể gọi là chiếu xạ ngoài cơ thể. Trong

chiếu xạ ngoài, khi toàn bộ cơ thể tiếp xúc với tia phóng xạ thì gọi là nhiễm xạ toàn thân, và

chỉ một phần cơ thể tiếp xúc với tia phóng xạ thì gọi là nhiễm xạ cục bộ. Trong phòng ngừa

chiếu xạ ngoài việc tránh nhiễm xạ toàn thân do tia X, tia gama và nhiễm xạ phần da do tia beta

là quan trọng nhất. (-> Chiếu xạ trong)

Chiếu xạ thực phẩm (food irradiation 食品照射)

Là công nghệ chiếu tia phóng xạ nhằm lưu giữ thực phẩm trong một thời gian dài. Phương

pháp chiếu xạ này được sử dụng rất hiệu quả trong việc diệt khuẩn và ngăn ngừa thực phẩm

nảy mầm. Hiện nay, các nghiên cứu liên quan đến độ an toàn của công nghệ này đang được xúc

tiến rộng rãi và đã được công nhận khi thực hiện trên khoai tây và hành tây. Ở Nhật, việc chiếu

xạ tia gama lên khoai tây đang được thực hiện nhằm mục đích ngăn nảy mầm.

Chiếu xạ trong (Internal exposure 内部被ばく)

Khi vật liệu phóng xạ bị hấp thụ vào bên trong cơ thể sẽ gây ra phơi nhiễm bức xạ bên trong cơ

thể. Do các loại hạt nhân nguyên tử phát ra tia alpha và tia beta có ảnh hưởng lớn đến quá trình

phơi nhiễm nên gây ra tình trạng đặc biệt nghiêm trọng. Trao đổi chất và chu kỳ bán rã có ý

nghĩa quan trọng trong trường hợp vật liệu phóng xạ đã hấp thụ vào bên trong cơ thể.

Chiếu xạ trong (internal exposure 体内被ばく)

Chu kỳ bán hủy sinh học (biological half-life 生物学的半減期)

Các chất phóng xạ khi đã vào bên trong cơ thể sinh vật sẽ giảm đi theo chu kỳ bán rã đặc trưng

của hạt nhân bên trong đó (chu kỳ bán rã mang tính vật lý). Đồng thời giảm đi do sự bài tiết và

trao đổi chất của sinh vật sống. Thời gian mà lượng chất phóng xạ bên trong cơ thể sống giảm

đi phân nửa được gọi là chu kỳ bán hủy sinh học. Chu kỳ bán hủy sinh học phụ thuộc vào mối

quan hệ giữa tính chất hóa học của chất phóng xạ và mô sinh học. Ở Cesium-137 có trong thực

phẩm nhập khẩu mặc dù có chu kỳ bán rã vật lý khoảng 30 năm nhưng chu kỳ bán hủy sinh

học lại rất ngắn, khoảng 110 ngày.

Chu kỳ bán rã (half-life 半減期)

Do bị phân rã nên số lượng nguyên tử của vật liệu phóng xạ giảm sút dần theo thời gian. Chu

kỳ bán rã là thời gian số lượng nguyên tử của hạt nhân nguyên tử phóng xạ trọng tâm giảm đi

một nửa. Do độ phóng xạ tỷ lệ thuận với số lượng nguyên tử nên tia phóng xạ sinh ra từ vật

liệu phóng xạ cũng giảm đi một nửa khi cùng trải qua một khoảng thời gian bằng với chu kỳ

bán rã.

Chu kỳ bán rã hoàn toàn không chịu ảnh hưởng từ thế giới bên ngoài như nhiệt độ theo loại hạt

nhân, áp suất, v.v... Có chu kỳ bán rã ngắn bằng 1/triệu giây cho đến những chu kỳ bán rã dài

trên 1 tỷ năm tùy theo loại hạt nhân nguyên tử. Mối liên hệ giữa quá trình sút giảm của vật liệu

phóng xạ và thời gian được biểu thị bằng đường cong suy giảm độ phóng xạ.

Chu kỳ bán rã hiệu dụng (effective half-life 実効半減期)

Chu kỳ bán rã hiệu dụng (effective half-life 有効半減期) (→実効半減期) (→ Chu kỳ bán

rã hiệu dụng)

Trường hợp vật liệu phóng xạ có tồn tại trong cơ thể, ngoài việc lượng vật liệu phóng xạ có

trong cơ thể suy giảm theo chu kỳ bán rã của hạt nhân đã có sẵn, nó cũng sẽ giảm đi do sự bài

tiết và quá trình trao đổi chất của cơ thể. Vì vậy thời gian mà lượng vật liệu phóng xạ có trong

cơ thể giảm còn phân nửa nhờ vào hai quá trình này được gọi là chu kỳ bán rã hiệu dụng (Te)

hoặc chu kỳ bán rã hiệu dụng. Nếu chu kỳ bán rã vật lý của hạt nhân là Tr, chu kỳ bán hủy sinh

học của nguyên tố là Tb thì ta sẽ có công thức: Te=Tr × Tb / (Tr + Tb). (→Chu kỳ bán hủy

sinh học)

Chu trình nhiên liệu hạt nhân (nuclear fuel cycle 核燃料サイクル)

Nhiên liệu urani của nhà máy phát điện nguyên tử là nhiên liệu hạt nhân đã qua công đoạn khai

thác, tinh chế, chuyển đổi, làm giàu, tái chuyển đổi, nấu chảy và được sử dụng trong lò phản

ứng hạt nhân. Khi đốt cháy (phân hạch hạt nhân) trong lò phản ứng hạt nhân trong một khoảng

thời gian nhất định, tỷ lệ urani 235 sẽ giảm đi, sản phẩm phân hạch tăng nên khó đốt cháy hơn.

Khi đó sẽ lấy urani ra dưới dạng nhiên liệu đã sử dụng, xử lý về mặt hóa học ở nhà máy tái xử

lý sẽ thu được plutonium sinh ra từ quá trình chuyển đổi hạt nhân và urani chưa cháy hết. Có

thể sử dụng urani thu được và plutonium làm nhiên liệu hạt nhân sau khi tái gia công. Quy

trình tuần hoàn của nhiên liệu hạt nhân như thế này được gọi là tái chế nhiên liệu hạt nhân hoặc

tái chế nhiên liệu nguyên tử. Quá trình xử lý/chưng cất thải phóng xạ sinh ra trong giai đoạn

trên cũng là một phần của tái chế nhiên liệu nguyên tử.

Chu trình nhiên liệu hạt nhân (nuclear fuel cycle 原子燃料サイクル) (→核燃料サイクル)

(→Tái chế nhiên liệu hạt nhân)

Chuyển đổi/Tái chuyển đổi (conversion, reconversion 転換・再転換)

Bằng cách tinh chế khoáng thạch sẽ thu được bột tán nhỏ màu vàng là oxit của urani thiên

nhiên (U3O8) được gọi là bánh màu vàng. Tại đây, quá trình tạo urani hexalforua (UF6) dễ

chuyển thành thể khí khi thực hiện phản ứng với fluorine gọi là chuyển đổi. Việc tạo Urani

đioxit (UO2) bằng phản ứng oxy hóa khử nhằm tạo thành nhiên liệu hạt nhân từ urani

hexalforua đã được tinh luyện tại nhà máy tinh luyện urani gọi là tái chuyển đổi.

Chuyển hóa (transmutation 消滅処理) (→phân ly nhóm – chuyển hóa)

Cơ quan năng lƣợng nguyên tử Nhật bản (JAEA) (Japan Atomic Energy Agency 日本原子

力研究開発機構（ＪＡＥＡ）)

Là cơ quan nghiên cứu phát triển tổng hợp lớn nhất và duy nhất trong lĩnh vực nghiên cứu phát

triển năng lượng nguyên tử của Nhật Bản. Cục được hợp nhất với Viện Nghiên cứu năng lượng

Nhật Bản (JAERI) và Viện Phát triển tuần hoàn nhiện liệu hạt nhân (JNC) vào năm 2005.

Cơ quan năng lƣợng nguyên tử Quốc tế (IAEA) (International Atomic Energy Agency

(IAEA) 国際原子力機関)

Là một trong những cơ quan chuyên môn của Liên Hiệp Quốc, được thành lập năm 1957 nhằm

mục đích cống hiến cho hòa bình và sự phát triển của thế giới thông qua việc sử dụng một cách

hòa bình năng lượng nguyên tử. Công việc chủ yếu là trao đổi thông tin liên quan đến hợp tác

kỹ thuật và đảm bảo an toàn về năng lượng nguyên tử, chu trình nguyên liệu hạt nhân, sử dụng

đồng vị, v.v... Để làm được những việc này, Cục tổ chức các hội nghị chuyên đề quốc tế, các

hội thảo; đào tạo kỹ sư, thực hiện viện trợ cho các nước đang phát triển, v.v… Từ sau khi thành

lập Điều ước không phổ biến hạt nhân, thanh sát hạt nhân đảm bảo mục đích sử dụng năng

lượng hạt nhân vì mục đích hòa bình được xem là nghiệp vụ chính của Cục. Số quốc gia tham

gia Điều ước này là 123, Nhật là ủy viên thường trực.

Ngoài ra sau sự cố tại nhà máy phát điện Chernobyl năm 1986, đã bổ sung thêm những điều

ước “thông báo sớm”, “giúp đỡ lẫn nhau”. Cục cũng ban hành các tài liệu hướng dẫn mang tính

quốc tế về phát điện nguyên tử và an toàn nguyên liệu hạt nhân. Trụ sở chính của IAEA đặt tại

Vienna.

Coban 60 (cobalt-60 コバルト 60)

Coban 60 là nguyên tố kim loại giống với sắt có số nguyên tử 27, trong tự nhiên Coban là một

nguyên tố ổn định (59

Co). Khi Coban 59 hấp thụ nơtron sẽ sinh ra đồng vị phóng xạ là Coban

60 (60

Co), giải phóng tia beta và tia gama. Chu kỳ bán rã của nó là 5,3 năm. Vì có thể tạo ra

một khối lượng lớn với giá rẻ dưới dạng nguồn bức xạ nhân tạo, nên Coban 60 được sử dụng

rộng rãi ở các lĩnh vực như: y học, nông học, công học, v.v…

Bên trong lò phản ứng có chứa một lượng rất nhỏ Coban dưới dạng tạp chất trong Nickel -

thành phần cấu tạo của thép không gỉ. Coban 60 được hình thành từ tạp chất này sẽ hòa tan vào

bên trong nước.

Đảm bảo chất lƣợng (quality assurance 品質保証)

Các máy móc, thiết bị, linh kiện, vật liệu, v.v… sử dụng trong các cơ sở năng lượng nguyên tử

được chế tạo chính xác theo bản chi tiết kỹ thuật và các thiết kế. Do đảm bảo phẩm chất bao

gồm toàn bộ hoạt động nhằm mục đích xác nhận các tính năng nhất định của hệ thống nên đảm

bảo phẩm chất không chỉ là kiểm tra cấu tạo vật liệu, phương pháp chế tạo, công đoạn chế tạo,

tính năng sản phẩm, v.v... mà còn mang một nghĩa rộng hơn là quản lý chất lượng do phải tiến

hành thẩm tra/xác nhận các văn bản như bản khái quát công việc, bản vẽ thiết kế, v.v… hay

thực hiện thí nghiệm/lên kế hoạch kiểm tra, v.v….

Các cơ sở năng lượng nguyên tử lên kế hoạch đảm bảo phẩm chất, căn cứ theo đó tiến hành các

hoạt động nhằm đảm bảo phẩm chất, đồng thời lưu trữ các ghi chép đảm bảo phẩm chất trong

một thời gian nhất định, và có nghĩa vụ thành lập bộ phận chuyên môn độc lập kiểm tra đảm

bảo phẩm chất.

Dây chuyền thực phẩm (Chuỗi thực phẩm) (food chain 食物連鎖)

Bât kỳ sinh vật nào cũng phải ăn (hoặc hấp thụ chất dinh dưỡng) để tồn tại.Tuy nhiên nếu suy

nghĩ chia theo 2 hướng là ăn và bị ăn thì sẽ hình thành một mối quan hệ chuỗi giữa các sinh

vật, gọi là dây chuyền thực phẩm (chuỗi thực phẩm).

Ví dụ, các chất phóng xạ trong đại dương sau khi trải qua chuỗi thức ăn: sinh vật phù du → cá

nhỏ → cá trung → cá lớn và cuối cùng được hấp thụ vào cơ thể người. Ngoài ra, chất phóng xạ

được giải phóng trong không khí sẽ được thực vật hấp thụ, sau đó cũng sẽ được hấp thụ vào cơ

thể người trực tiếp hoặc gián tiếp thông qua gia súc. Nhiễm phóng xạ bởi phóng xạ môi trường

được tính toán và đánh giá dựa trên nền tảng cơ bản của mối liên hệ này.

Đếm (count カウント)

Là giá trị đếm được bằng máy đo bức xạ. Là số lần phát hiện ra tia phóng xạ bằng máy dò tìm,

và là đơn vị thể hiện một cách tương đối lượng tia phóng xạ. Ngoài ra số đếm trong một đơn vị

thời gian thể hiện độ mạnh tương ứng của tia phóng xạ. CPM (count per minute) thường được

sử dụng để thể hiện số bức xạ đếm được trong 1 phút.

Detector bán dẫn (semiconductor detector 半導体検出器)

Là máy dò tia phóng xạ sử dụng chất bán dẫn như germanium, silicone, v.v…, có nguyên lý

hoạt động giống buồng ion hóa, nhưng khác với trong buồng ion hóa bằng xung điện có bọc

khí, detector bán dẫn dò tìm tia phóng xạ bằng cách lợi dụng tính chất tạo thành giữa điện tử và

lỗ trống khi tia phóng xạ va chạm với chất bán dẫn. Máy được dùng để đo lường năng lượng tia

phóng xạ, v.v….

Detector nhấp nháy (scintillation detector シンチレーション検出器)

Điện tử (Electron 電子) (→原子、質量数) (→ Điện tử, số khối)

Điện tử vôn (Electron volt 電子ボルト（ｅＶ）)

Là đơn vị thể hiện năng lượng của tia phóng xạ. Khi điện tử di động trong khoảng 1 Volt chênh

lệnh điện thế trong chân không thì năng lượng vận hành thu được là 1 eV tương đương với

1,6x10-19

Jun (J). Vì năng lượng của đơn vị eV vô cùng nhỏ, nên trên thực tế, đơn vị sử dụng là

đơn vị kilo điện tử Volt (keV) gấp 1.000 lần và mega điện tử Volt (MeV) gấp 1.000.000 lần

Volt điện tử.

Điều chỉnh điện áp dƣới tải (load follow operation 出力調整運転)

Vì không thể dự trữ điện nên phải thực hiện điều chỉnh tăng giảm lượng điện phát ra phù hợp

với việc sử dụng điện luôn thay đổi. Việc điều chỉnh này được gọi là điều chỉnh điện áp dưới

tải.

Hiện nay, việc điều chỉnh phát điện này được thực hiện ở nhà máy thủy điện và nhiệt điện, các

nhà máy điện hạt nhân thì có ưu điểm về mặt kinh tế và độ ổn định khi cung cấp điện, có thể

duy trì khả năng cung cấp điện và đảm bảo nguồn điện cung cấp luôn đầy đủ (gọi là tiêu chuẩn

tải điện ở mức thấp nhất hoặc tải trọng cơ bản).

Trong tương lai, nếu như các cơ sở phát điện hạt nhân gia tăng, khi lượng sử dụng điện vào

những ngày lễ, tết giảm xuống thì ở các nhà máy phát điện hạt nhân này cũng phải thực hiện

điều chỉnh giảm cung cấp điện. Ở các nhà máy phát điện của Pháp, Mỹ, Đức… việc điều chỉnh

phát điện được thực hiện thường xuyên.

Điều trần công khai (public hearing 公開ヒアリング)

Các cuộc điều trần công khai được tổ chức nhằm mục đích lắng nghe ý kiến và thắc mắc của

người dân địa phương trong quá trình cấp phép thành lập các nhà máy điện hạt nhân và phản

ảnh vào hoạt động thẩm tra an toàn.

Cuộc điều trần công khai lần thứ nhất do Bộ kinh tế công nghiệp chủ trì, được tổ chức trước Kỳ

họp điều chỉnh phát triển nguồn điện, lắng nghe ý kiến liên quan đến việc thành lập các cơ sở

phát điện của người dân địa phương. Cuộc điều trần lần thứ hai do Ủy ban an toàn bức xạ quốc

tế (ICRP) chủ trì. Khi tiến hành double check việc thẩm tra an toàn do Bộ kinh tế công nghiệp

thực hiện, cơ quan này tiếp thu ý kiến và thắc mắc của người dân địa phương về tính an toàn

của các cơ sở, và bắt phản ánh vào double check.

Điều trị bằng bức xạ (xạ trị) (radiation therapy 放射線治療)

Là việc sử dụng tia phóng xạ của tia γ, tia điện tử năng lượng cao, tia proton, nơtron, hạt pi

meson, v.v... để thực hiện điều trị y học các khối u hay ung thư, v.v….

Đồ chất thải phóng xạ ra biển (radioactive waste disposals at sea 海洋処分) (ocean disposal)

Xử lý chất thải phóng xạ ra biển là việc đem đổ các chất thải có lượng phóng xạ thấp ở dạng

rắn sau khi xử lý làm cứng bằng xi măng các chất thải bao gồm cả chất thải có chứa chất phóng

xạ, v.v…. trong thùng phuy xuống vùng biển sâu. Nó còn được gọi là rác thải biển sâu. Hiện tại

việc xử lý chất thải phóng xạ ra biển không đạt được sự đồng thuận của quốc tế và hiện đang bị

tạm ngừng.

Độ cháy (Burn up 燃焼度)

Là giá trị thể hiện lượng nhiêu nhiên liệu đã bị đốt cháy trong một đơn vị nhiên liệu. Trong

trường hợp là nhiên liệu hạt nhân, ví dụ như lượng năng lượng nhiệt sinh ra từ 1 tấn urani được

biểu thị là MWd/tU (megawatt/ngày/tấn urani). Tại lò nước nhẹ trung bình lượng nhiên liệu

tổng hợp bị đốt tối đa lên đến 40.000MWd/tU. 1MW bằng 1.000kW nên hiệu suất nhiệt của

phát điện bằng năng lượng của 1MWd/T sẽ là 35%, khi đó ta có công thức tính lượng điện thu

được trong 1 ngày là 1.000 x 0,35 x 24 = 8.400kWh.

Độ hụt khối lƣợng (mass defect 質量欠損)

Thông thường, khối lượng của hạt nhân nguyên tử là tổng khối lượng của proton và nơtron tạo

nên hạt nhân nguyên tử đó, tuy nhiên tổng khối lượng của chất tạo thành sẽ nhỏ hơn khối lượng

của hạt nhân ban đầu. Sự hao hụt này được gọi là độ hụt khối lượng.

Theo như lý thuyết của Einstein, khối lượng hao hụt được tính theo công thức Ｅ＝mc２. Trong

đó E là năng lượng thoát ra khi phân rã hạt nhân, m là độ hụt khối và c là vận tốc ánh sáng.

Tóm lại, độ hụt khối là phần khối lượng bị hao hụt chuyển hóa thành năng lượng liên kết các

hạt.

Đo lƣờng niên đại (Dating 年代測定)

Là việc đo lường niên đại của đá hay hóa thạch. Trong hầu hết vật chất đều tồn tại một lượng vi

lượng rất nhỏ các chất phóng xạ. Có thể ước tính được niên đại của vật chất bằng cách đo

lượng của những vật liệu phóng xạ này. Phương pháp nổi tiếng nhất là phương pháp đo lường

niên đại từ lượng cacbon phóng xạ (C14) có trong động thực vật thời cổ đại. Cacbon C14

thường được sinh ra từ bức xạ vũ trụ và nồng độ của C14 trong không khí từ thời cổ đại là cố

định.

Ngoài ra, động thực vật sống hấp thu cacbon C14 ở dạng khí cacbonic hay cacbonat, và tỷ lệ

của cacbon C14 và C12 thông thường trong cơ thể là cố định. Tuy nhiên, nếu động thực vật

chấm dứt sự tồn tại của nó thì do không thể hấp thu thêm các loại cacbon trên nên chỉ có

cacbon phóng xạ C14 tiếp tục giảm đi trong chu kỳ bán rã 5.730 năm. Vì lẽ đó chúng ta có thể

suy đoán được niên đại từ thời điểm chấm dứt sự sinh tồn của động thực vật từ thời cổ đại khi

do lường tỷ lệ cacbon phóng xạ C14 và C12 có trong cơ thể chúng.

Độ ổn định khí quyển (atmospheric stability 大気安定度)

Hướng gió và tốc độ độ gió là một trong những tham số khí tượng rất quan trọng được sử dụng

để dự đoán độ khuếch tán của chất phóng xạ thải vào khí quyển. Khí quyển càng không ổn định

thì càng dễ bị khuếch tán, tuy nhiên các địa điểm có lượng chất phóng xạ cao nhất thì tương đối

gần nhau. Trong “Phương châm khí tượng liên quan đến phân tích tính an toàn của các cơ sở

hạt nhân hoạt động cung cấp điện” của Nhật, bên cạnh cách phân loại độ ổn định của khí quyển

theo Pasquill, độ ổn định của khí quyển cũng được phân loại theo 7 giai đoạn từ A~G, đồng

thời mối quan hệ giữa khoảng cách dọc theo hướng gió và độ rộng khuếch tán sẽ được biểu

diễn bằng biểu đồ ở từng giai đoạn.

Đội cứu hộ (relief party 救護班)

Là một phần trong Đội y tế, được thành lập ở khu vực lánh nạn dành cho người dân và cơ sở

công cộng xung quanh cơ sở hạt nhân khi xảy ra sự cố. Đội cứu hộ được chia thành nhiều

nhóm, ngoài việc chăm sóc người bị bệnh, bị thương, v.v…đội còn thực hiện cấp cứu, đo lường

tình hình nhiễm xạ từ vật liệu phóng xạ, khử nhiễm. (→ đội y tế)

Đối sách phòng ngừa thảm họa sự cố hạt nhân (disaster prevention measures for nuclear

emergency 原子力防災対策)

Hậu quả của việc rò rỉ phóng xạ hay chất phóng xạ có sự khác biệt rất lớn so với các thảm họa

khác, do đó yêu cầu phải có kiến thức chuyên môn và kỹ thuật cũng như phải có những biện

pháp phòng ngừa thích hợp. Vì vậy, để xây dựng đối sách phòng ngừa thảm họa năng lượng

nguyên tử, bên cạnh việc xác lập cơ chế liên lạc khẩn cấp kết nối cơ sở hạt nhân với quốc gia,

với đoàn thể địa phương, cũng như việc nhanh chóng xin ý kiến và kêu gọi sự hợp tác của các

nhà chuyên môn thì việc trang bị trước cho đoàn thể địa phương các thiết bị giám sát, nâng cao

kiến thức và kỹ thuật của những người liên quan cũng được triển khai.

Đội y tế (medical party 医療班)

Là tổ chức thực hiện các hoạt động cấp cứu y tế, được thành lập tại Ban ứng phó đặc biệt với

thảm họa năng lượng nguyên tử của các tỉnh/thành phố, quận/huyện. Với thành phần các bác sĩ,

y tá, v.v…. đến từ các bệnh viện công, Hội chữ thập đỏ Nhật Bản, các sơ sở khám chữa bệnh,

đội còn nhận được sự hợp tác từ Hiệp hội y tế địa phương thực hiện các hoạt động cấp cứu y tế

khẩn cấp tại địa phương xảy ra thảm họa hạt nhân. Cùng với việc hợp tác với các bệnh viện

chuyên khoa về rủi ro bức xạ của Sở nghiên cứu tổng hợp y học bức xạ, v.v… đội y tế cũng

thực hiện phái cử chuyên gia và tham gia góp ý kiến cho các hoạt động khám và điều trị.

Đơn vị bức xạ (units of radiation 放射線の単位)

Là đơn vị biểu diễn năng lượng của bản thân tia phóng xạ, chẳng hạn như electron volt (eV).

Ngoài ra, có 3 loại liều lượng thường được sử dụng gồm liều chiếu (C/kg) biểu diễn năng

lượng không khí đã hấp thu, liều hấp thụ (Gy) biểu diễn năng lượng vật chất đã hấp thu, liều

lượng (Sv) (liều lượng tương đương hoặc liều lượng thiết thực) biểu hiện ảnh hưởng lên cơ thể

con người do liều hấp thụ đó dây ra.

Liều chiếu được biểu hiện bằng tổng lượng điện tích âm hay dương sinh ra trong 1 kg không

khí do hiệu ứng ion hóa của tia gama hoặc tia X, đơn vị là coulomb/kg (C/kg).

Liều hấp thụ biểu hiện lượng năng lượng đã hấp thu trên khối lượng đơn vị của vật chất được

tia phóng xạ bức xạ; các loại bức xạ không liên quan đến loại vật chất và có cùng một đơn vị là

Gray (Gy). 1Gy là liều hấp thụ khi 1Jul (J) năng lượng được hấp thu trong 1kg vật chất.

Liều lượng tương đương là đơn vị được tạo thành nhằm biểu hiện tác động lên cơ thể người

bằng tiêu chuẩn đồng nhất, vì dù liều hấp thụ trong trường hợp tia phóng xạ va chạm với cơ thể

người có đồng nhất thì các tác động theo năng lượng và các loại bức xạ cũng khác nhau. Đơn

vị là Sievert (Sv).

Do đơn vị Sievert quá lớn nên đơn vị 1/1.000 của Sievert là milisievert (mSv), hay 1/1.000.000

của Sievert là micro sievert (µSv) thường được sử dụng.

Mối quan hệ giữa liều lượng tương đương và liều hấp thụ:

Liều lượng tương đương = liều hấp thụ x hệ số tải trọng bức xạ.

Lấy hệ số tải trọng bức xạ của tia beta, tia gama, tia X là 1, tia nơtron từ 5 - 20 tùy năng lượng

và tia alpha là 20.

Ủy ban Bảo vệ Bức xạ Quốc tế (ICRP) sử dụng khái niệm liều hiệu dụng và là tích của hệ số

trọng lượng cấu trúc của một cơ quan nhất định trong cơ thể người với liều lượng tương đương

đã mà cơ quan đó đã hấp thu.

Quan điểm này cho dù bị bức xạ đều toàn thân hay bức xạ không đều thì sự nguy hiểm của mỗi

cơ quan là giống nhau, trong trường hợp bức xạ không đều thì tính toán bằng tổng số của giá trị

tích của liều lượng tương đương và hệ số trọng lượng cấu trúc và biểu thị bằng đơn vị gọi là

liều lượng thiết thực. Tính toán tương tự trong trường hợp bị phơi nhiễm đều toàn thân và biểu

thị bằng liều lượng hữu dụng. (→ Liều lượng hữu dụng)

Đơn vị liên quan đến tia phóng xạ

Lượng Đơn vị Ý nghĩa Ghi chú

Năng lượng của

tia phóng xạ

Electron

volt

(eV)

Năng lượng nhận được khi electron

đi qua chân không có độ chênh

lệch về điện thế là 1V.

1eV=1,6×10-19

J

Độ phóng xạ

Becqrell

(Bq)

Biểu hiện tỷ lệ vật liệu phóng xạ

phân rã phóng xạ, 1Bq là 1 lần

phân rã trong thời gian 1 giây.s

Đơn vị cũ là curi

(Ci)

1Ci=3,7×1010

Bq

Liều chiếu

Coulomb/kg

(C/kg)

Đơn vị sử dụng cho tia X hay tia γ.

Là lượng tia phóng xạ thể hiện dựa

trên ion hóa không khí. Khả năng

ion hóa là số coulomb của 1kg

không khí.

Đơn vị cũ là

Roentgen (R)

1R=2,58×10-4

C/kg

Liều hấp thụ

Gray

(Gy)

Không liên quan đến loại tia phóng

xạ hay vật chất, là lượng năng

lượng đã hấp thu trong khối lượng

đơn vị của vật chất bị tia phóng xạ

bức xạ. 1Gy = 1J/kg

Đơn vị cũ là rad

1rad=0,01Gy

Liều lượng tương

đương

Sievert

(Sv)

Liều lượng được dùng trong bảo vệ

tia phóng xạ, đã có xét đến sự khác

nhau của ảnh hưởng đối với cấu trúc

cơ thể người từ các loại bức xạ hay

năng lượng của tia phóng xạ.

Liều lượng tương đương = liều hấp

thụ (Gy) x hệ số tải trọng bức xạ

Đơn vị cũ là rem

1rem=0,01Sv

Liều lượng hữu

dụng

Sievert

(Sv)

Ảnh hưởng của tia phóng xạ lên cơ

thể người khác nhau tùy theo cấu

tạo. Là lượng đánh giá sau khi tính

tổng số ảnh hưởng (hiệu ứng) ngẫu

nhiên lên nhiều loại cấu trúc khác

nhau. Liều lượng hữu dụng từ đo

lường liều lượng chiếu xạ ngoài biểu

hiện bằng 1cm liều lượng tương

đương.

Liều lượng hữu dụng = Σ (liều lượng

tương đương của các cấu tạo x hệ số

trọng lượng cấu trúc)

Đơn vị hoạt độ phóng xạ (unit of radioactivity 放射能の単位)

Đơn vị hoạt độ phóng xạ được biểu diễn bằng số phân rã trong một đơn vị thời gian, Becqrell

(Bq) hiện được sử dụng thay cho Curie (Ci) đã sử dụng từ trước đến nay. 1Bq cho biết 1 hạt

nhân nguyên tử phân rã trong 1 giây.

1Ci là Đơn vị hoạt độ phóng xạ do 37 tỷ hạt nhân nguyên tử phân rã trong 1 giây, tương đương

với hoạt độ phóng xạ của khoảng 1g radium. Nói cách khác là 3,7x1010

Bq.

Từ trước đến nay đơn vị picocurie (10-12

Ci) thường được sử dụng trong giám sát môi trường,

và 27 picocurie tương đương với 1Bq. (→ Đơn vị của tia phóng xạ)

Đơn vị hoạt độ phóng xạ

Hoạt độ

phóng xạ

Becqrell (Bq) Phân rã 1 hạt nhân nguyên tử trong 1

giây Đơn vị SI

Curie (Ci) Phân rã 3,7x10

10 hạt nhân nguyên tử

trong 1 giây

Đơn vị cũ

1Bq =

2,7×10-11

Ci

Đơn vị khối lƣợng nguyên tử (atomic mass unit 原子質量単位)

Ký hiệu là u.

Là đơn vị dùng để biểu hiện khối lượng của hạt nhân nguyên tử, nơtron, proton, v.v.... Gọi 1/12

nguyên tử đồng vị cacbon 12

C là 1 đơn vị khối lượng nguyên tử. Khối lượng của 1 hạt proton

hoặc 1 hạt nơtron hầu như tương đương nhau. 1u= 1,66054×10－27

kg.

Đồng phân hạt nhân (nuclear isomer 核異性体)

Là hiện tượng số proton và số nơtron trong hạt nhân nguyên tử bằng nhau, nhưng do trạng thái

kích thích năng lượng khác nhau nên đặc tính hạt nhân đối với việc phân rã khác nhau.

Đồng vị (isotope アイソトープ ) (→同位体) (Đồng vị)

Đồng vị (nguyên tố đồng vị) (Isotope 同位体 (同位元素))

Tồn tại nhiều nguyên tử có số khối khác nhau trong số các nguyên tử có cùng đồng vị. Các

nguyên tử có lượng proton cấu tạo nên hạt nhân nguyên tử giống nhau, nhưng số nơtron khác

nhau được gọi là đồng vị (nguyên tố đồng vị) (isotope). Ví dụ như trường hợp của hydrogen,

phần lớn nguyên tử hạt nhân nguyên tử hydrogen có proton là 1 và không có nơtron, nhưng nếu

tăng thêm 1 nơtron thì sẽ tạo thành hydro nặng và tăng thêm 2 nơtron sẽ tạo thành triti (triti).

Theo đó, số khối sẽ khác nhau 1, 2, 3 khi số lượng nơtron Khác nhau. Những chất này được gọi

là đồng vị (nguyên tố đồng vị) (isotope) của hydrogen. Tính chất hóa học của chúng gần như

giống nhau.

Ở urani thiên nhiên cũng có các đồng vị như U234

, U2354

, U238

, v.v.... Trong đồng vị, các đồng vị

phát ra tia phóng xạ gọi là đồng vị phóng xạ (radioisotope).

Nhìn chung, đồng vị cũng được gọi là nguyên tố đồng vị. Tỷ lệ của đồng vị có trong nguyên tố

gọi là tỷ lệ tồn tại. Tỷ lệ tồn tại trong các nguyên tố tự nhiên ở mọi nơi trên trái đất là cố định.

(→ Urani)

Đồng vị phóng xạ (radioisotope 放射性同位体)

Là các đồng vị có độ phóng xạ bên trong trong số các loại đồng vị. Ngoài ra còn gọi là đồng vị

phóng xạ Radioisotope (RI). Ví dụ như kalium 39, 40, 41 là các đồng vị tồn tại trong thiên

nhiên của kalium, tuy nhiên trong đó chỉ có kalium 40 là phát ra tia phóng xạ nên nó là đồng vị

phóng xạ của kalium. (→ Đồng vị)

Đồng vị phóng xạ (radioisotope ラジオアイソトープ) (→放射性同位体)(→ Đồng vị

phóng xạ)

Đột biến và nhiễm sắc thể dị thƣờng (Mutation and chromosome aberration 突然変異と染

色体異常)

Người ta cho rằng có khoảng 30.000 gen quyết định tính chất di truyền của con người và có

nhiều gen xếp trên một nhiễm sắc thể. Nhiễm sắc thể được tạo thành từ sự kết hợp của nuleic

acid (DNA) và protein theo một lượng nhất định tùy theo từng chủng loại sinh vật, trong tế bào

cơ thể người có 23 cặp (46 chiếc). Tế bào này sẽ phân tách, nhân lên và tạo thành cơ thể người.

Khi tế bào sinh dục (tinh trùng và trứng) kết hợp với nhau, gen sẽ được sao chép tương tự như

gen của cha mẹ, nhưng vì một nguyên nhân nào đó xuất hiện các gen khác với gen của cha mẹ

thì lúc này hiện tượng đột biến bất thường sẽ xảy ra, tạo ra một thế hệ có tính chất, hình dáng

khác với cha mẹ của chúng. Có nhiều nguyên nhân khác nhau khiến đột biến gen xảy ra, nhưng

những ảnh hưởng do vật chất hóa học (hóa chất) hay bức xạ của tia phóng xạ gây ra, v.v... sẽ

làm một phần gen của nhiễm sắc thể bị mất đoạn, lặp đoạn, đảo đoạn, chuyển đoạn, v.v…

(nhiễm sắc thể bất thường) hoặc cũng có thể do những biến đổi ở gen trắng gây ra.

Dự phòng đảm bảo an toàn (fail-safe フェイルセイフ)

Là thiết bị hay quan điểm về mặt thiết kế giúp các thiết bị được đảm bảo hoạt động an toàn

ngay cả trong trường hợp toàn bộ thiết bị không thể hoạt động bình thường do một bộ phận của

thiết bị bị hỏng hóc. Là một trong những quan điểm cơ bản trong thiết kế an toàn của lò phản

ứng hạt nhân. Ví dụ như trường hợp lò phản ứng hạt nhân tự động dừng khẩn cấp khi mạch

kiểm soát lò phản ứng hạt nhân bị dừng lại do sự cố mất điện chẳng hạn.

Dụng cụ bảo vệ (protection gear 防護具)

Dụng cụ bảo vệ phân biệt rõ giữa dụng cụ ngăn ngừa sự phơi nhiễm bên ngoài của tia phóng xạ

với dụng cụ ngăn ngừa ô nhiễm hay hít vào qua các vật liệu phóng xạ. Dụng cụ đầu thường

được sử dụng tại các cơ quan y tế hay viện nghiên cứu, v.v… những nơi chủ yếu sử dụng tia X

hay các đồng vị phóng xạ đã đóng kín. Thường là quần áo, tạp dề, găng tay, mắt kính, v.v... có

chất liệu có chứa chì. Dụng cụ bảo vệ thường được sử dụng tại các cơ sở năng lượng nguyên tử

chủ yếu là các dụng cụ sau gồm các dụng cụ bảo hộ ngăn ngừa ô nhiễm bề mặt đặc biệt được

chuẩn bị sẵn như trang phục làm việc, giày, mũ, găng tay cao su, v.v.... Mặt khác, còn có các

loại dụng cụ được sử dụng theo mục đích và môi trường làm việc như mặt nạ bảo vệ có chức

năng loại bụi phóng xạ cao, mặt nạ dưỡng khí đưa không khí từ bên ngoài vào, hoặc máy tạo

oxy, v.v….

Dụng cụ trắc đạt (survey meter サーベイメータ)

Là thiết bị dùng để đo lường mức độ ô nhiễm phóng xạ và tỷ lệ liều chiếu được gọi chung là

máy đo lượng bức xạ cầm tay. Hiện có các loại máy đếm tia alpha, tia beta, tia gama (tia X), và

tia nơtron. Thông thường có các loại phương thức phát hiện bức xạ như: buồng ion hóa, ống

đếm chớp GM, máy đếm nhấp nháy, ống tính tỷ lệ, v.v.. . được phân loại sử dụng tùy thuộc vào

các loại bức xạ và tỷ lệ liều lượng của bức xạ.

Dừng khẩn cấp (scram スクラム) (→原子炉緊急停止) (→Dừng lò khẩn cấp)

Dừng lò khẩn cấp (reactor scram 原子炉緊急停止)

Khi nhiệt độ, áp lực, số lượng hạt nơtron bên trong lò phản ứng hạt nhân trở nên bất thường,

thiết bị an toàn sẽ tác động làm cho hệ thống kiểm soát vận hành tự động và ngưng vận hành lò

phản ứng. Đây gọi là dừng khẩn cấp (scram). Lò phản ứng dùng để phát điện được thiết lập sẵn

các điều kiện scram, chỉ cần một trong những điều kiện đó xuất hiện sẽ dừng khẩn cấp ngay.

Trong trường hợp scram không được thực hiện bất chấp thước đo hiển thị bất thường thì nhân

viên vận hành lò cũng có thể quyết định dừng lò khẩn cấp. Mặc dù tần suất dừng lò khẩn cấp

theo kế hoạch của lò phản ứng hạt nhân ở Nhật cũng giống với các nước khác nhưng tần suất

dừng lò ngoài dự kiến (dừng khẩn cấp tự động và dừng khẩn cấp theo sự điều khiển của con

người) so với các nước khác thì rất thấp. Từ đó có thể phán đoán việc vận hành nhà máy điện

hạt nhân của Nhật đã đạt được độ tin cậy cao theo tiêu chuẩn quốc tế.

Electronvolt (eV, đơn vị đo lƣờng năng lƣợng) (electron volt エレクトロンボルト) (→電

子ボルト)(→Điện tử vôn)

Giá trị chuẩn tạm thời của các chất phóng xạ trong thực phẩm nhập khẩu (provisional

standard values of radioactive materials in imported foods 輸入食品中の放射性物質の暫定

基準値)

Bộ Y tế, Lao động và Phúc lợi công cộng (Nhật Bản), ngay sau sự cố nguyên tử Chernobyl, đã

quy định nồng độ hoạt độ phóng xạ của cesium 134 và cesium 137 dưới 370 Bq trong 1kg thực

phẩm làm tiêu chuẩn đánh giá quy chế nhập khẩu (giới hạn tạm thời). Để tìm hiểu mức độ tuân

thủ tiêu chuẩn này, toàn bộ số lượng thực phẩm nhập khẩu từ Bắc Âu hay Đông Âu có mức độ

ô nhiễm cao phải được kiểm tra, và buộc gửi trả lại quốc gia xuất khẩu trong trường hợp phát

hiện thực phẩm vượt quá giới hạn tạm thời qua lần kiểm tra này.

Giả định tất cả thực phẩm nhập khẩu đều bị ô nhiễm đến giới hạn này thì liều lượng hấp thụ

thực phẩm được quy định là dưới 1/3 giới hạn liều lượng đối với con người. Lượng tia phóng

xạ này nhỏ hơn chênh lệch khu vực của bức xạ tự nhiên tại Nhật Bản.

Tiêu chuẩn vật liệu phóng xạ trong thực phẩm của Nhật Bản và các quốc gia khác

từ sau sự cố lò phản ứng hạt nhân Chernobyl

Tên quốc gia Loại hoạt độ phóng xạ Nhóm thực phẩm Bq/kg,l

Hoa Kỳ Cesium 134 + cesium 137 Tất cả thực phẩm 370

Thụy Điển Cesium 134 + Cesium 137 Thực phẩm thông thường 450

Phần Lan Cesium 137

Sữa 1.000

Thịt bò và thịt lợn 1.000

Thụy Sĩ Cesium 134 + Cesium 137 Sữa 370

Thực phẩm khác 600

Cộng đồng

Châu Âu (EC) Cesium 134 + Cesium 137

Sữa và thực phẩm cho trẻ sơ

sinh 370

Thực phẩm khác 600

Trung Quốc Cesium 137 Sữa và thức uống 460

Hoa quả và rau củ 1.000

Nhật Bản Cesium 134 + Cesium 137 Tất cả thực phẩm 370

Giá trị liều lƣợng ràng buộc (dose constraint 線量拘束値)

Là giá trị giới hạn lượng phơi nhiễm mà con người tiếp nhận từ những nguồn bức xạ (bao gồm

cả các thiết bị máy móc). Vì giá trị liều lượng ràng buộc là giá trị tương ứng với mỗi nguồn bức

xạ và là một phần của giới hạn liều lượng, cho nên nó có giá trị nhỏ hơn giới hạn liều lượng.

Giám sát bức xạ (radiation monitoring 放射線モニタリング)

Còn được gọi một cách đơn giản là giám sát. Bằng việc giám sát đo lường tia phóng xạ định kỳ

hay liên tục nhằm mục đích an toàn bức xạ/an toàn phóng xạ, bao gồm cả giải thích kết quả đo

lường nên quá trình này được gọi là giám sát tia phóng xạ. Giám sát tia phóng xạ được chia rõ

thành hai mảng là giám sát môi trường và giám sát cá nhân (Nhân viên bức xạ). (→ Giám sát

môi trường)

Giám sát/quan trắc (monitoring モニタリング) (→放射線モニタリング) (→ Giám sát tia

phóng xạ)

Giới hạn liều (dose limit 線量限度)

Là giá trị được quy định như là giá trị giới hạn trên về mức độ phơi nhiễm mà con người tiếp

nhận. Theo khuyến cáo của ICRP, nhiễm xạ được chia thành các loại như nhiễm xạ đối với

công nhân, nhiễm xạ công chúng và nhiễm xạ khẩn cấp. Tùy vào mỗi loại sẽ có giới hạn liều

hiệu dụng và giới hạn liều tương đương khác nhau.

Giới hạn liều hiệu dụng (effective dose limit 実効線量限度)

Đối với nhân loại, việc sử dụng năng lượng nguyên tử và tia phóng xạ như thế nào để mang lại

lợi ích đã trở thành điều kiện tiền đề. Giới hạn liều hiệu dụng là giá trị giới hạn trên của lượng

nhiễm xạ đã được quy định, nhằm mục đích ngăn ngừa phát sinh ảnh hưởng cấp tính, và hạn

chế những nguy cơ gây phát sinh bệnh ung thư hay những ảnh hưởng (hiệu ứng) mang tính di

truyền xuống mức mà các cá nhân và tổ chức có thể chấp nhận được dựa trên quan điểm bảo vệ

con người không bị nhiễm xạ.

Luật pháp của Nhật quy định: ngoại trừ bức xạ tự nhiên và những tia phóng xạ sử dụng trong y

học, đối với công nhân không nên vượt quá 100 mSv trong 5 năm. Bất kể năm nào trong vòng

5 năm đều không được vượt quá 50 mSv. Đối với công chúng, không được vượt quá 1 mSv

trong 1 năm.

Giới hạn sử dụng thực phẩm ăn uống (restriction of food intake 飲食物の摂取制限)

Khi nồng độ phóng xạ trong nước uống, rau củ, sữa, v.v…. được xác định cao hơn chỉ tiêu giới

hạn sử dụng thực phẩm ăn uống cho phép thông qua hoạt động giám sát môi trường thì Trụ sở

chính ứng phó thảm họa sẽ chỉ thị cho các chủ tịch quận (huyện)/phường (xã) để từ đó đưa ra

các biện pháp nghiêm cấm cư dân trong khu vực nhất định sử dụng các loại thực phẩm ăn uống

không an toàn bên ngoài. Khi lệnh giới hạn sử dụng thực phẩm ăn uống đã được ban hành,

quận (huyện)/phường (xã) có trách nhiệm cung cấp thực phẩm ăn uống cho người dân, và thực

hiện các biện pháp như nghiêm cấm thu hoạch và bán các sản phẩm nông nghiệp, chăn nuôi

trong một khu vực và một thời gian nhất định.

Chỉ tiêu giới hạn sử dụng thực phẩm ăn uống

(nguồn: Phương hướng của Ủy ban an toàn năng lượng nguyên tử ban hành tháng 7 năm 2003)

Đối tượng I-ốt phóng xạ (hạt nhân đại diện của nhân tổng hợp:I-131)

Nước uống, sữa, chế phẩm từ

sữa Trên 3×10

2 Bq/kg

Các loại rau củ (ngoại trừ

gốc, rễ, mềm cây) Trên 2×10

3 Bq/kg

Đối tượng Phóng xạ cesium

Nước uống, sữa, chế phẩm từ

sữa Trên 2×10

2 Bq/kg

Các loại rau củ, ngũ cốc

Thịt, trứng, cá, các loại khác Trên 5×10

2 Bq/kg

Đối tượng Urani

Nước uống, sữa, chế phẩm từ

sữa Trên 20 Bq/kg

Các loại rau củ, ngũ cốc

Thịt, trứng, cá, các loại khác Trên 1×10

2 Bq/kg

Đối tượng Hạt nhân alpha từ nguyên tố urani và pluton

Nước uống, sữa, chế phẩm từ

sữa Trên 1 Bq/kg

Các loại rau củ, ngũ cốc

Thịt, trứng, cá, các loại khác Trên 10 Bq/kg

Graphite (graphite 黒鉛)

Là chất rắn có cấu tạo tinh thể chặt chẽ hình thành từ cacbon, ưu việt trong việc sử dụng làm

chất làm chậm và thành phản xạ trong lò phản ứng hạt nhân, ngoài ra còn được dùng làm

nguyên liệu. Lợi điểm là giá rẻ. Lò phản ứng hạt nhân đầu tiên trên thế giới được xây bằng

gạch than chì. Ngoài ra, graphite cũng được dùng làm ruột bút chì.

Gray (Gy, đơn vị bức xạ theo hệ SI) (Gray グレイ)

Là đơn vị lượng tia phóng xạ (liều phóng xạ hấp thụ) vật chất hấp thụ. 1 gray (Gr) thể hiện

năng lượng hấp thụ của 1 Joule (J) tương ứng với 1 kg vật chất.

1 Gy là liều hấp thụ rất lớn. Đơn vị microgray (μGy) (1/1.000.000) hay nanogray (nGy)

(1/1.000.000.000 ) thường được sử dụng hơn đơn vị gray.

Hạn chế tối đa ở mức thấp nhất (ALARA) (as low as reasonably achievable アララ)

Tinh thần “đặt hiệu quả kinh tế và an toàn xã hội lên hàng đầu, hạn chế tối đa những nguy hiểm

rủi ro do nhiễm xạ gây ra“ từ khuyến cáo năm 1977 của Ủy ban bảo vệ bức xạ quốc tế quốc tế

(ICRP) đã trở thành khái niệm và cương lĩnh mang tính cơ bản và chuẩn mực đánh giá tính tối

ưu trong an toàn bức xạ/an toàn phóng xạ. Rút gọn lại thành “as low as reasonably achievable”.

Hạt nhân (nucleon 核子)

Hạt nhân nguyên tử được cấu tạo bởi proton và nơtron.

Hạt nhân con cháu (daughter nuclide 娘核種)

Khi một loại hạt nhân phóng xạ A phân rã, sinh ra loại hạt nhân B khác thì B được gọi là hạt

nhân con của A, A là hạt nhân mẹ của B. (→ Nuclit)

Hạt nhân nguyên tử (nucleus 原子核) (→原子、質量数) (→nguyên tử, số khối)

Hệ làm mát sơ cấp (primary cooling system 1 次冷却系) (→1 次系) (→ hệ sơ cấp)

Là hệ thống tuần hoàn các chất tải nhiệt làm mát trực tiếp cho nhiên liệu của tâm lò phản ứng

hạt nhân. Tùy thuộc vào kiểu loại lò phản ứng hạt nhân mà chất tải nhiệt có thể lànước nhẹ

(nước bình thường), nước nặng, khí carbon dioxide, natri, v.v… (→ chất làm mát sơ cấp, lò

phản ứng nhân notron nhanh)

Hệ làm mát vùng hoạt khẩn cấp (emergency core cooling system 非常用炉心冷却装置

(ECCS))

Là một trong các loại cơ sở vật chất an toàn cơ học được trang bị dựa trên những giả định về

các sự cố tổn thất, v.v… do đường ống chính của hệ làm mát sơ cấp trong lò phản ứng hạt nhân

bị gián đoạn tạm thời. ECCS ngay lập tức đưa nước vào tâm lò, làm lạnh nhiên liệu hạt nhân

đồng thời cũng được tạo thành từ một hệ thống đa máy độc lập. Ở kiểu nước sôi, ECCS được

tạo thành từ các hệ thống như hệ thống phun tâm lò áp cao, hệ thống phun tâm lò áp thấp (từng

loại nhiên liệu được đổ xuống bằng vòi phun), hệ thống rót vào áp thấp, hệ thống giảm áp tự

động, v.v..., tại kiểu nước áp lực ECCS được trang bị hệ thống rót vào áp cao, hệ thống rót vào

trữ áp, hệ thống rót vào áp thấp.

Ngoài ra, là một bộ phận của ECCS giúp giảm áp lực bên trong thùng lò phản ứng bằng cách

làm lạnh hơi nước phun ra từ bình chịu áp lực phản ứng, hệ thống phun nước thùng chứa đóng

vai trò xối rửa vật liệu phóng xạ di động bằng các giọt nước, có khả năng phun liên tục trong

nhiều giờ giúp tuần hoàn nước trong hồ bên dưới lò phản ứng hạt nhân.

Hệ làm mát vùng hoạt khẩn cấp (emergency core cooling system 緊急炉心冷却装置) (→非

常用炉心冷却装置) (→ Hệ làm mát vùng hoạt khẩn cấp)

Hệ số làm giàu (Enrichment factor 濃縮係数)

Chúng ta biết rằng vật liệu phóng xạ trong môi trường thường tích trữ dần bên trong cơ thể sinh

vật, tuy nhiên lượng vật liệu phóng xạ được làm giàu trong cơ thể là khác nhau tùy theo tính

chất vật lý, hóa học hay, chủng loại sinh vật và cơ quan. Ngoài ra, sinh vật hấp thu vật liệu

phóng xạ đồng thời cũng bài tiết nên lượng làm giàu của vật chất là có giới hạn. Giá trị tới hạn

lớn nhất mà ở đó vật chất không làm giàu được nữa gọi là hệ số làm giàu. Hệ số làm giàu biểu

thị tỷ lệ giữa nồng độ của vật chất (nguyên tố) bên trong cơ thể sinh vật và nồng độ vật chất

môi trường (nước, v.v…).

Hệ số tải trọng bức xạ (hệ số trọng số bức xạ) (radiation weighting factor 放射線荷重係数)

Mặc dù lượng hấp thụ tia phóng xạ mà con người nhận được là giống nhau, nhưng mức độ ảnh

hưởng chẳng hạn như tỷ lệ mắc bệnh ung thư sẽ khác nhau tùy thuộc vào các loại bức xạ hay

năng lượng, v.v... Trường hợp lượng hấp thụ giống nhau và mức độ ảnh hưởng bởi tia gama là

1, thì hệ số thể hiện mức độ ảnh hưởng trong trường hợp tiếp xúc với tia phóng xạ nào đó được

gọi là hệ số tải trọng.

Hệ số tải trọng bức xạ đối với tia X, tia gama, tia beta là 1, proton là 5, tia alpha là 20, tia

nơtron từ 5 - 20 tùy thuộc vào năng lượng. (→Đơn vị của tia phóng xạ)

Hệ tải nhiệt dƣ (residual heat removal system 残留熱除去系 )

Cho dù có dừng lò phản ứng thì bên trong nhiên liệu hạt nhân vẫn có tồn tại sản phẩm phân

hạch và vẫn tiếp tục tạo ra bức xạ trong một khoảng thời gian khá lâu. Hệ thải nhiệt dư là hệ

thống làm tuần hoàn nước làm mát và loại bỏ nhiệt dư, vẫn được vận hành thêm một khoảng

thời gian sau khi lò phản ứng ngừng vận hành.

Hệ thống bảo vệ bức xạ (An toàn phóng xạ) (system of radiological protection 放射線防護

体制)

Là hệ thống do Ủy ban Bảo vệ Bức xạ Quốc tế (ICRP) quy định, nhằm an toàn bức xạ/an toàn

phóng xạ và được tạo thành từ quá trình hợp lý hóa các hành động, thích ứng tối ưu việc bảo

vệ, giới hạn liều lượng cá nhân.

Hệ thống đối phó khẩn cấp (emergency system 緊急時体制)

Trong trường hợp có những dấu hiệu xảy ra một tình huống khẩn cấp như vật liệu phóng xạ, tia

phóng xạ rò rỉ ra bên ngoài nhà máy ở mức bất thường tại nhà máy điện nguyên tử thì Thủ

tướng, đồng thời với việc ra thông báo tình trạng khẩn cấp về hạt nhân sẽ thành lập Trụ sở

chính ứng phó thảm họa nguyên tử trong Phủ nội các mà bản thân giữ vai trò là Trưởng ban,

chỉ thị các biện pháp ứng cứu đến chính quyền địa phương trú ẩn trong nhà, lánh nạn, v.v….

Ngoài ra, nhà nước sẽ bố trí bộ phận ứng phó địa phương tại trung tâm bên ngoài cơ sở hạt

nhân để cùng hợp tác với chính quyền địa phương, ban ngành liên quan, người điều hành cơ sở

hạt nhân tổ chức hội nghị bàn biện pháp cùng nhau ứng phó thảm họa hạt nhân một cách nhanh

chóng và rõ ràng.

Tiêu chuẩn phán đoán lượng tia phóng xạ trong trường hợp nhà nước tuyên bố tình trạng khẩn

cấp là trên mức 500μSv/hh trên diện tích sử dụng tại khu vực phụ cận phát hiện ra lượng tia

phóng xạ này.

Hệ thống dự báo thông tin liều khẩn cấp cho môi trƣờng (SPEEDI) (system for prediction

of environmental emergency dose information 緊急時迅速放射能影響予測ネットワーク

システム)

Khi phát sinh sự cố lượng chất phóng xạ lớn bị thoát ra từ nhà máy điện hạt nhân, các tổ chức

cộng đồng địa phương và quốc gia phải tiến hành những biện pháp an toàn bức xạ chính xác và

khẩn cấp nhằm đảm bảo an toàn cho dân cư. SPEEDI là hệ thống đo lường và tính toán một

cách nhanh chóng nồng độ có trong không khí của chất phóng xạ ở môi trường xung quanh,

liều lượng phóng xạ tương ứng, v.v... có cân nhắc đến các yếu tố về mặt địa thế, thông tin khí

tượng, v.v… Ở hệ thống SPEEDI, dữ liệu quan trắc và thông tin khí tượng của môi trường

xung quanh nhà máy điện hạt nhân trên toàn nước Nhật được cập nhật liên tục, công tác thực

hiện dự đoán và đánh giá di chuyển khuếch tán của những đám mây phóng xạ luôn được tiến

hành nhằm phục vụ cho công tác đối ứng khẩn cấp.

Hệ thống kiềm chế áp lực (Hệ thống nén áp lực) pressure suppression system 圧力抑制系)

Là hệ thống đảm bảo an toàn ngăn ngừa áp lực bên trong thùng chứa tăng cao do hơi nước và

nước của hệ thống làm mát thứ cấp bị rò rỉ vào bên trong thùng chứa lò phản ứng chính bởi

một sự cố nào đó. Ở lò nước sôi có trang bị máy bơm nước ở nhiệt độ thường tại phần đáy của

thùng chứa để làm mát và ngưng tụ hơi nước bị rò rỉ, và trang bị một phòng lưu trữ nước đông

cứng bên trong thùng chứa ở lò nước áp lực. Ngoài ra, còn có hệ thống phun làm mát bình chứa

phun nước ở nhiệt độ thường.

Hệ thống phun làm mát bình chứa(containment spray system 格納容器スプレー系) (→非

常用炉心冷却装置) (→thiết bị làm mát tâm lò sử dụng khẩn cấp)

Hệ thống quản lý liều phóng xạ (dose registration control system 線量登録管理制度)

Hệ thống quản lý liều phóng xạ được thiết lập nhằm thống nhất cách quản lý bức xạ đối với các

cá nhân làm việc tại các cơ sở hạt nhân. Lượng nhiễm xạ của các cá nhân làm việc trong môi

trường tiếp xúc bức xạ không những được đăng ký ở mỗi cơ sở nơi họ đang làm việc mà còn

được đăng ký ở Trung tâm đăng ký trung ương quản lý liều lượng bức xạ, và được quản lý

giám sát để ngăn ngừa lượng nhiễm xạ vượt quá mức cho phép. Ngoài ra, các cá nhân làm việc

trong môi trường tiếp xúc bức xạ luôn mang theo bên mình sổ theo dõi quản lý bức xạ và cập

nhật đầy đủ thông tin về lượng phơi nhiễm. Vì vậy, tất cả thông tin về lượng nhiễm xạ vẫn

được cập nhật thống nhất và đầy đủ cho dù có chuyển công việc hay môi trường làm việc.

(Tham khảo hình vẽ ở trang kế tiếp)

Hệ thống tự điều chỉnh (self regulating system 自己制御性)

Bản thân lò phản ứng hạt nhân có đặc tính kiểm soát chuỗi phản ứng phân hạch. Vì vậy nếu

công suất và nhiệt độ tâm lò của lò phản ứng tăng lên, phản ứng phân hạch hạt nhân sẽ được

kiểm soát và công suất tăng của lò phản ứng được tự động điều chỉnh phù hợp. Đây được gọi là

tính tự điều chỉnh của lò phản ứng hoặc còn được gọi là tính an toàn sẵn có.

Lò nước nhẹ có tính tự điều chỉnh nhờ vào i) hiệu ứng dopler, ii) hiệu ứng nhiệt độ chất làm

chậm, iii) hiệu ứng hệ số rỗng.

Vì ở lò nước nhẹ sử dụng urani làm giàu có độ làm giàu (tỷ lệ 235

U có trong đồng vị của urani)

thấp khoảng 2~4%, cho nên phần lớn urani có trong nhiên liệu là 238

U có đặc tính khó gây ra

phân hạch hạt nhân. Khi công suất lò phản ứng, nhiệt độ của nhiên liệu tăng lên và chuyển

động nhiệt của các nguyên tử uranium đạt mức cường độ cao, 238

U sẽ hấp thu nơtron nhiều

hơn. Đây gọi là hiệu ứng dopler. Khi số nơtron gây ra phân hạch hạt nhân giảm xuống thì công

suất sẽ giảm theo.

Các nơtron có tốc độ nhanh được tạo ra bởi quá trình phân hạch hạt nhân được làm chậm lại

bởi chất làm chậm, trở thành nơtron có tốc độ chậm và làm phân hạch 235

U. Khi công suất của

lò phản ứng tăng, nhiệt độ của chất làm chậm tăng cao và giãn nở. Khi đó việc làm chậm

nơtron để làm giảm mật độ này đi sẽ trở nên khó khăn. Vì vậy, trong quá trình làm chậm sẽ dễ

dàng bị hấp thu bởi 238

U. Đây gọi là hiệu ứng nhiệt độ chất làm chậm. Tỷ lệ của nơtron tham

gia vào phân hạch hạt nhân giảm đi và công suất cũng giảm theo.

Trong các loại lò nước nhẹ, lò nước sôi vận hành máy phát điện tua-bin bằng hơi nước được

tạo ra thông qua quá trình làm sôi nước bằng năng lượng phát sinh từ quá trình phân hạch hạt

nhân. Do đó sẽ phát sinh bọt khí bên trong lò phản ứng đều đặn. Khi công suất của lò phản ứng

tăng, bọt khí cũng sẽ tăng theo. Vì vậy, khi mật độ chất làm chậm giảm, chuỗi phản ứng phân

hạch hạt nhân sẽ được kiểm soát và làm cho công suất của lò phản ứng giảm xuống. Đây được

gọi là hiệu ứng hệ số rỗng.

Hiệp ƣớc an toàn (safety agreement 安全協定)

Là “hiệp ước liên quan đến đảm bảo an toàn và bảo vệ môi trường” được ký kết giữa nhà đầu

tư xây dựng và chính quyền địa phương tại nơi xây dựng cơ sở năng lượng hạt nhân. Hoặc giữa

Tỉnh/thành phố, quận/huyện, phường/xã với các công ty điện lực trong trường hợp là nhà máy

điện nguyên tử. Nhiều trường hợp, để đảm bảo an toàn môi trường, Ủy ban giám sát môi

trường sẽ được thành lập tại chính quyền địa phương (Thành phố), và thực hiện xem xét, đánh

giá dựa trên dữ liệu giám sát của chính quyền địa phương và dữ liệu đo lường của công ty điện

lực. Ngoài ra, Hiệp ước an toàn cũng quy định trách nhiệm thông báo, liên lạc, v.v… cũng như

các hoạt động điều tra liên quan trên quan điểm của người dân tại địa phương.

Phân hạch

hạt nhân tăng

lên

Nhiệt độ

tăng lên

Nhiệt độ

giảm

xuống

Phân hạch hạt

nhân giảm xuống

Tính an toàn sẵn có của lò phản ứng (tính tự điều chỉnh)

●Hiệu ứng dopler của nhiên liệu

Uranium 238 hấp thu nhiều nơtron

●Hiệu ứng hệ số rỗng của nguyên liệu

làm chậm (hiệu ứng mật độ)

Mật độ nước giảm, quá trình làm chậm nơtron không được thuận lợi nên tỷ lệ bị Uranium 235 hấp thu giảm

Nhiệt độ của nước thay đổi, quá

trình làm chậm nơtron diễn biến tốt

Tỷ lệ hấp thu nơtron của uranium

238 giảm xuống

Hiệp ƣớc không phổ biến vuc khí hạt nhân (Nonproliferation Treaty (NPT) 核不拡散条約)

Là điều ước quốc tế có hiệu lực vào năm 1970 trên tiêu chí ngăn chặn sự phát triển của vũ khí

hạt nhân. Năm 1976 Nhật cũng ký kết hiệp ước này. Thông qua việc ký kết hiệp ước này, thay

vì phải cam kết không được sở hữu và chế tạo vũ khí hạt nhân, các quốc gia không sở hữu vũ

khí hạt nhân sẽ được hỗ trợ và tạo điều kiện thuận lợi để phát triển hạt nhân sử dụng vì mục

đích hòa bình. Để chứng minh cho việc chỉ sử dụng năng lượng nguyên tử vì mục đích hòa

bình, các quốc gia này phải ký kết Hiệp ước thanh sát hạt nhân với Cơ quan Năng lượng

Nguyên tử Quốc tế (IAEA), và phải chịu sự thanh sát hạt nhân về nguồn nhiên liệu hạt nhân

trong nước và các cơ sở hạ tầng liên quan của Cục năng lượng nguyên tử quốc tế IAEA. Mặt

khác, các quốc gia sở hữu vũ khí hạt nhân (Liên Xô cũ, Anh, Mỹ, Trung Quốc, Đức) phải cam

kết không chuyển nhượng vũ khí hạt nhân, giúp chế tạo vũ khí hạt nhân, v.v… cho các quốc

gia không có vũ khí hạt nhân. Năm 1995 tại hội nghị tái xem xét về NPT mở rộng tại trụ sở

Liên hợp quốc đã quyết định kéo dài không kỳ hạn đối với hiệu lực của hiệp ước này. Các quốc

gia thành viên tham gia cho đến hiện tại là 182 quốc gia (thời điểm tháng 10 năm 1995), trong

đó chủ yếu là các nước thành viên không chính thức gồm Ấn Độ, Pakistan, Israel, Brazil và

Argentina.

Hiệu ứng Cherenkov (Cherenkov effect チェレンコフ効果)

Là hiện tượng khi các hạt tích điện xuyên qua các vật chất trong suốt, các hạt có tốc độ nhanh

hơn tốc độ của tia sáng (giá trị đã chia tốc độ ánh sáng trong chân không cho tỷ lệ khúc xạ của

vật chất đó) ở bên trong vật chất đó sẽ phát ra ánh sáng trắng xanh. Hiện tượng này được đặt

theo tên của nhà khoa học Cherenkov ở Liên Xô cũ là người đã phát hiện ra nó vào năm 1934.

Có thể nhìn thấy ánh sáng trắng xanh này trong chu vi của những vật chất phóng ra bức xạ cực

mạnh như những nhiên liệu đã qua sử dụng được đặt trong nước.

Hiệu ứng rỗng (void effect イド効果) (→自己制御性)(→Hệ thống tự điều chỉnh）

Hiệu ứng dopler (Doppler effect ドップラー効果) (→自己制御性)(→ Hệ thống tự điều

chỉnh)

Hiệu ứng hình ảnh (photographic effect 写真作用) (→放射線の性質) (→Tính chất của tia

phóng xạ)

Hiệu ứng ion hóa (Ionization effect 電離作用) (→放射線の性質, 電離) (→Tính chất của

tia phóng xạ, ion hóa)

Hóa rắn bằng nhựa đƣờng (bitumen solidification アスファルト固化)

Trộn dung dịch thải có tính phóng xạ đã được làm giàu bằng xử lý bay hơi, xử lý kết tủa, v.v…

với nhựa đường rồi nung nóng. Sau đó rót vào thùng phi và làm đông cứng lại. So với phương

pháp làm đông cứng xi măng thì cách làm này đạt được hiệu quả cao hơn.

Hoạt độ phóng xạ (radioactivity 放射能)

Là tính chất phát ra tia phóng xạ hay cường độ của hoạt độ phóng xạ, nói cách khác hoạt độ

phóng xạ là lượng của vật liệu phóng xạ (Becqrell). Gọi vật chất có hoạt độ phóng xạ là vật liệu

phóng xạ là đúng, tuy nhiên trên các tài liệu như báo chí, v.v… thường gọi là hoạt độ phóng xạ.

(→ Vật liệu phóng xạ)

Hoạt độ phóng xạ tự nhiên (natural radioactivity 自然放射能)

Thông thường vật liệu phóng xạ tự nhiên được gọi theo cách này.

Hợp kim zircalloy (zircalloy ジルカロイ)

Là hợp kim đã bổ sung khoảng 1.5% thiết, một lượng nhỏ sắt, crôm vào zirconi, nó được sử

dụng rộng rãi để làm nhiên liệu cho các ống cách nhiệt của lò nước nhẹ. Ưu điểm của hợp kim

này là ít hấp thụ nơtron nhiệt, chống ăn mòn đối với nước và độ bên chịu nhiệt cao. Tuy nhiên,

nếu tăng nhiệt độ trên bề mặt tiếp xúc với nước lên trên 1,000℃ thì sẽ phát sinh khí hydro do

phản ứng giữa zircalloy và nước.

Huấn luyện bảo vệ trong tình huống khẩn cấp (huấn luyện phòng ngừa thảm họa)

(emergency protection activity drill (disaster prevention drill) 防災訓練)

Huấn luyện bảo vệ trong tính huống khẩn cấp được thực hiện dựa trên tình huống giả định phát

sinh tai nạn bất ngờ tại các đơn vị hành chính cấp tỉnh thành/quận huyện. Theo quy định trong

Luật về các biện pháp ứng phó đặc biệt đối với thảm họa năng lượng nguyên tử thì Huấn luyện

bảo vệ trong tình huống khẩn cấp do Bộ trưởng chủ nhiệm quy định. Trên kế hoạch, văn phòng

năng lượng nguyên tử là đối tượng huấn luyện, thời gian thực hiện, người có trách nhiệm dự

phòng thảm họa cần tham gia được quy định và thực hiện hằng năm trong đó bao gồm công

việc dự đoán tình huống khẩn cấp, và cách vận dụng nghiệp vụ truyền thông, v.v… của người

quản lý thảm họa năng lượng nguyên tử, vận dụng các hình thức tuyên truyền, v.v… về tình

trạng khẩn cấp, cũng như các nội dung liên quan đến các quy định vận dụng của Hội nghị các

biện pháp phối hợp ứng phó với thảm họa năng lượng hạt nhân. (→ Luật về các biện pháp ứng

phó đặc biệt đối với thảm họa năng lượng nguyên tử)

Ion hóa (Ionization 電離)

Quá trình nguyên tử hay phân tử rơi khỏi quỹ đạo điện tử và sản sinh ra ion được gọi là ion hóa

hoặc là ion hóa. Khi tia phóng xạ mang năng lượng lớn hơn một giá trị nhất định xuyên qua

bên trong vật chất thì các nguyên tử hay phân tử của vật chất đó một cách trực tiếp hay gián

tiếp sẽ có tính chất ion hóa.

Iot - 131 (iodine-131 ヨウ素 131) (→放射性ヨウ素) (→Iodine phóng xạ)

Iot phóng xạ (radioactive iodine 放射性ヨウ素)

Là một đồng vị phóng xạ của iodine và chủ yếu là iodine 131. Iodine phóng xạ được đóng kín

vào thanh nhiên liệu như là một sản phẩm phân hạch. Do lo ngại một lượng lớn iodine phóng

xạ ở thể khí có thể phóng ra nếu xảy ra sự hư hỏng hay tan chảy nhiên liệu nên khả năng phóng

xạ môi trường của iodine phóng xạ thường được quan tâm chú ý đến.

Chu kỳ bán rã của Iodine 131 thường ngắn, khoảng 8 ngày, tuy nhiên khi một lượng lớn chất

này vào cơ thể con người qua sữa bò, v.v… sẽ tập trung tại tuyến giáp và trở thành nguyên

nhân gây ra ung thư tuyến giáp. Đặc biệt iodine phóng xạ rất nguy hiểm đối với trẻ sơ sinh, do

đó liều lượng phơi nhiễm toàn thân và liều lượng phơi nhiễm tuyến giáp ở trẻ em và người lớn

là những yếu tố rất quan trọng cần được xem xét khi đánh giá sự cố.

K-40, Kali-K40 (Pottasium-40 カリウム 40 K-40)

Kali là nguyên tố có trong cơ thể con người và vật chất trong thế giới tự nhiên, trong đó bao

gồm một tỷ lệ nhất định (0.0117%) các đồng vị phóng xạ Kali 40. Nó phóng ra tia beta và tia

gama, có chu kỳ bán rã vô cùng dài là 1,28 tỷ năm. Phần lớn vật chất có tính phóng xạ tự nhiên

có trong cơ thể con người là Kali 40. Trong cơ thể của một người có thể trọng 70kg thì độ

phóng xạ khoảng 4.000 Bq, và liều lượng hiệu ứng nhận được trong 1 năm là khoảng 0,2 mSv.

Kế hoạch phòng ngừa thảm họa hạt nhân trong tình huống khẩn cấp (disaster prevention

plan for nuclear emergency 原子力防災計画)

Là kế hoạch được xây dựng bởi đoàn thể địa phương dựa trên Luật cơ bản về đối phó thảm họa

nhằm mục tiêu đối phó một cách hiệu quả khi xảy ra sự cố. Trong đó, có một số kế hoạch biện

pháp an toàn bức xạ đã được sửa đổi so với kế hoạch trước đây dựa trên Kế hoạch cơ bản

phòng ngừa thảm họa (bản Đối sách thảm họa hạt nhân) do Hội nghị phòng ngừa Trung ương

sửa đổi vào năm 2000 và “Về đối sách phòng ngừa thảm họa tại cơ sở hạt nhân” do Ủy ban an

toàn bức xạ quốc tế (ICRP) sửa đổi vào năm 2000. Nội dung chủ yếu đề cập đến kế hoạch

phòng ngừa tai họa, giám sát môi trường trong trường hợp khẩn cấp, biện pháp an toàn bức xạ

và chế độ y tế, liên lạc, thông báo trong trường hợp khẩn cấp, v.v.... Phạm vi khu vực cần ưu

tiên xây dựng đối sách phòng ngừa thảm họa được đề nghị là trong vòng bán kính từ 8~10km

tính từ nhà máy điện hạt nhân, nếu là cơ sở tái xử lý thì khoảng 5km. Các đoàn thể địa phương

dựa vào đây để lập kế hoạch phòng ngừa.

Kerma (kerma カーマ)

Là đơn vị đo tổng động năng ban đầu của hạt mang điện thứ cấp do các hạt không mang điện

tạo ra trong bản thân vật chất và đo bằng khối lượng của vật chất. Đơn vị (J/kg:Gy).

Khảo sát điểm cố định (Fixed-point survey 定点サーベイ)

Lắp đặt các thiết bị quan trắc tia phóng xạ giám sát môi trường ở khu vực xung quanh các cơ

sở hạt nhân và thực hiện đo lường liên tục 24 giờ. Việc này được gọi là khảo sát điểm cố định

bao gồm trạm giám sát, vị trí quan trắc, điểm giám sát, v.v....

Ngoài tỷ lệ liều lượng không gian, khảo sát điểm cố định còn là phương tiện đo lường độ

phóng xạ của bụi thu được trong khí quyển từ thiết bị lấy mẫu bụi môi trường (dust sampler)

đặt cạnh đó. (→ Xe giám sát di động)

Khí hiếm (rare gas 希ガス（貴ガス)）

Là tên gọi của các nguyên tố hóa học nằm trong nhóm 0 trong bảng tuần hoàn. Chúng là những

khí không linh hoạt trong hóa học. Bao gồm helium, neon, argon, krypton, xenon, radon. Do

lượng tồn tại của các loại khí này ít nên chúng được gọi là khí quý hay khí hiếm. Có thể tạo khí

hiếm mang tính phóng xạ (krypton (Kr), xenon (xe)) hình thành trong lò phản ứng hạt nhân

nhờ vào sự phân tách hạt nhân, nhưng do chúng không đọng lại trong cơ thể con người nên chỉ

gây chiếu xạ ngoài mà không gây chiếu xạ trong. Các khí này có thể được loại bỏ bằng bộ lọc

(filter) giống như các vật liệu phóng xạ khác. (→ xử lý chất thải khí)

Khí xạ hiếm (radioactive rare gas 放射性希ガス) (→ Khí hiếm)

Khóa liên động (interlock インターロック)

Là một cơ chế ngăn ngừa sự cố xảy ra do thao tác sai hoặc thực hiện sai động tác trên máy móc

thiết bị. Ví dụ như nếu cùng một lúc chúng ta kéo tất cả các thanh điều khiển lò phản ứng hạt

nhân thì sẽ có nguy cơ phát cháy lan truyền. Chính vì vậy, hệ thống khóa liên động được trang

bị thêm để ngăn chặn các sự cố do thao tác không chính xác gây ra. Khóa này bắt buộc người

sử dụng phải thực hiện các thao tác theo trình tự quy định khi muốn vận hành các thanh điều

khiển.

Khối lƣợng tới hạn, Thể tích tới hạn (critical mass, critical volume 臨界質量、臨界体積)

Là khối lượng hay thể tích của vật chất phân hạch hạt nhân tối thiểu đạt đến trạng thái tới hạn.

Khối lượng tới hạn, thể tích tới hạn được quyết định dựa trên nguyên liệu có vật chất phân hạch

hạt nhân và sự sắp đặt của nó. (→ Bom nguyên tử)

Không chất mang (carrier free 無担体)

Là nguyên tố có trong dung dịch, v.v…, ở trạng thái không tồn tại đồng vị phóng xạ ổn định

bên ngoài hạt nhân phóng xạ. Hoạt độ phóng xạ riêng là cao nhất. (tham khảo mục Chất mang)

Khu vực giám sát xung quanh (ambient observation area (monitoring area) 周辺監視区域 )

Thiết lập khu vực giám sát xung quanh nhằm ngăn chặn xâm nhập và cư trú của người dân

xung quanh khu vực cơ sở hạt nhân, hạn chế nhiễm xạ cho người dân sống và hoạt động bình

thường tại các khu vực gần cơ sở hạt nhân. Thực hiện công việc giám sát tỷ lệ lượng bức xạ ở

khu vực tiếp giáp và quản lý khí thải, nước thải, sao cho lượng bức xạ ở những khu vực nằm

ngoài khu vực tiếp giáp không được vượt quá liều lượng giới hạn (1mSv/năm). (→ Quan trắc

môi trường, tiêu chuẩn quản lý rò rỉ)

Khu vực kiểm soát (controlled area (radiation controlled area) 管理区域)

Tại những cơ sở hạt nhân, v.v… nhằm mục đích phòng ngừa phơi nhiễm bức xạ không cần

thiết cho dân thường cũng như để quản lý nhiễm xạ cho nhân viên làm việc trong cơ sở dưới

mức tiêu chuẩn, các khu vực quản lý thường được quy định và xây dựng ranh giới bằng các tòa

nhà, v.v… để phân biệt với khu vực thông thường. Trường hợp các nhà máy điện hạt nhân,

khu vực quản lý là những nơi được chỉ định trong khu vực quản lý có bức xạ ngoại bộ và nồng

độ vật liệu phóng xạ trong không khí, mật độ trên bề mặt của vật liệu phóng xạ cao hơn hay nơi

nghi ngờ cao hơn quy định chung (cao hơn giá trị do do Bộ trưởng quy định) như tòa nhà đặt lò

phản ứng hạt nhân, tòa nhà phụ, cơ sở vật chất tồn trữ thải phóng xạ, v.v…. Việc kiểm soát

người hay đồ vật ra vào được thực hiện nghiêm ngặt, giám sát lượng bức xạ cá nhân, mang

dụng cụ phòng hộ cần thiết, và các thiết bị kiểm tra ô nhiễm đối với các đồ vật mang ra, lắp đặt

biển báo, v.v….

Kiểm soát bức xạ (radiation control 放射線管理)

Là những phương cách nhằm bảo vệ cơ thể con người tránh khỏi tác hại từ tia phóng xạ, do đó

quản lý tia phóng xạ là quản lý tổng quát bao gồm đánh giá, quan trắc tia phóng xạ nhằm thực

hiện mục tiêu trên. Bộ phận chuyên quản lý tia phóng xạ được thiết lập tại văn phòng của nhà

máy điện nguyên tử, v.v….

Kiểm tra định kỳ (Periodic inspectio 定期検査)

Theo quy định của pháp luật, các nhà máy điện nguyên tử được kiểm tra định kỳ mỗi năm 1 lần

(có tể kéo dài qua tháng thứ 13). Với sự chứng kiến của cán bộ kiểm tra quốc gia, tất các các bộ

phận quan trọng trên phương diện cần đảm bảo an toàn đều được kiểm tra, và các linh kiện đã

sử dụng quá một thời gian nhất định sẽ được thay thế.

Kiểm tra không phá hủy (NDT) (NDT (non-destructive testing (nondestructive examination)

非破壊試験（非破壊検査）)

Là kiểm tra tính chất, tình trạng, cấu trúc bên trong, v.v… của đối tượng quan trắc mà không

phá hoại chúng. Có các phương pháp kiểm tra như kiểm tra bằng mắt thường, kiểm tra thẩm

thấu tia phóng xạ, kiểm tra khuyết tật bằng sóng siêu âm, kiểm tra khuyết tật bằng dòng điện

xoáy, kiểm tra sự thấm xuyên chất lỏng,v.v.... Kiểm tra không phá hủy được sử dụng trong

kiểm tra khuyết tật của các bộ phận cấu tạo lò phản ứng hạt nhân.

Kiểm tra lúc đang vận hành (in-service inspection 供用期間中検査)

Là việc kiểm tra xác nhận tình trạng hư hỏng về kết cấu của lò phản ứng hạt nhân và máy móc

thiết bị quan trọng và thường được thực hiện đều đặn mỗi năm 1 lần khi kiểm tra định kỳ lò

phản ứng hạt nhân. Nhà nước quy định đối tượng kiểm tra, phương pháp kiểm tra, số lần kiểm

tra, v.v…. Ngoài ra, kiểm tra trong thời kỳ cung cấp sử dụng còn bao gồm việc kiểm tra cường

độ của thanh kim loại thí nghiệm dùng để quan sát đã đưa vào thùng chứa lò phản ứng, v.v....

Krypton (Kr) (krypton クリプトン(Ｋr)) (→希ガス)(→rare gas ) (→ khí hiếm)

Kỹ sƣ trƣởng các lò phản ứng ( chief engineer of reactors 原子炉主任技術者)

Là người được tuyển chọn trong số những người đã thi đậu trong kỳ thi quốc gia, có bằng Kỹ

sư trưởng giám sát lò phản ứng hạt nhân, được bổ nhiệm cho từng lò phản ứng để thực hiện

việc đảm bảo an toàn khi vận hành lò phản ứng dựa theo “Luật về các quy chế liên quan đến

nguyên liệu, nhiên liệu hạt nhân và lò phản ứng”. (trường hợp đối với Nhật ).

Kỹ thuật hóa rắn chất thải phóng xạ mức thấp (có hoạt độ thấp) (Solidification of low-

level radioactive waste 低レベル放射性廃棄物の固化技術)

Là kỹ thuật đóng rắn chất thải phóng xạ cấp thấp bên trong phễu. Thông thường đây là quá

trình đóng rắn xi măng sử dụng xi măng ban đầu, nhưng sau đó do dung lượng giảm nên kỹ

thuật này được áp dụng đóng rắn nhựa đường. Hơn nữa, kỹ thuật này còn ứng dụng các kỹ

thuật như đóng rắn plastic (dung dịch phế thải tinh luyện, nhựa, v.v... ở thể bột khô, trộn với

chất đóng rắn plastic, làm đóng rắn lại) hay đóng rắn viên, v.v… (tạo viên từ bột khô bằng máy

nghiền hạt) đã có thể làm giảm dung lượng thể đóng rắn lớn hơn nhiều so với từ trước đến nay.

Làm giàu (Enrichment 濃縮)

Là quá trình nâng cao tỷ lệ một đồng vị nhất định từ vật chất được trộn từ hơn 2 loại đồng vị.

Trong lĩnh vực năng lượng nguyên tử làm giàu urani 235 là một đại diện tiêu biểu. (→ Làm

giàu các đồng vị urani)

Làm giàu các đồng vị Uranium (enrichment of uranium isotopes ウラン濃縮)

Đồng vị phân hạch (235

U) có trong urani tự nhiên là khoảng 0,7%. Việc tăng tỷ lệ này mang

tính nhân tạo được gọi là làm giàu các đồng vị Urani. Hiện nay lượng urani đã làm giàu được

sử dụng làm nhiên liệu cho các lò nước nhẹ lên đến khoảng 4%. Kỹ thuật làm giàu Urani lượng

lớn đang được áp dụng hiện nay phần lớn là phương pháp tách ly tâm và phương pháp khuếch

tán khí dựa trên sự khác biệt nhỏ trong khối lượng của urani 235 và urani 238.

Làm giàu Uranium (Enriched uranium 濃縮ウラン)

Uran giàu là uran đã được làm tăng nhân tạo tỷ lệ của urani 235 (0,7%) trong urani thiên nhiên.

Độ tinh luyện dưới 20% gọi là uran giàu thấp, trên 20% gọi là uran giàu cao. Hiện tại, uran

giàu thấp có độ tinh luyện lên đến khoảng 4% đang được sử dụng tại lò nước nhẹ. Uran giàu

cao là đối tượng cần bảo vệ thực thể (vật liệu và cơ sở hạt nhân). (→ Làm giàu các đồng vị

uranium, uranium nghèo)

Liều chiếu (exposure 照射線量) (→ 放射線の単位) (→ Đơn vị bức xạ)

Liều chiếu bên ngoài cơ thể (external exposure 体外被ばく)

Liều dân chúng (collective dose of (country) (population dose) 国民線量)

Là giá trị tính tích lũy lượng nhiễm xạ của tất cả các cá nhân hoặc các nguồn bức xạ cụ thể trên

phạm vi cả nước (tương đương với liều tập thể của một quốc gia). Hoặc là giá trị được tính

bằng cách chia liều chiếu cho dân số của quốc gia. Có thể nói liều dân chúng là liều lượng bình

quân ứng với 1 cá nhân Sievert (Sv). (→Liều tập thể)

Liều dự báo(predicted dose 予測線量)

Là lượng tia phóng xạ được dự báo người dân sẽ tiếp nhận từ sự cố của cơ sở năng lượng hạt

nhân, và được thực hiện theo các bước sau khi dự đoán có sự cố. Việc ước tính liều dự báo ảnh

hưởng lên người dân ở khu vực lân cận do tia phóng xạ và vật liệu phóng xạ phóng ra gây nên

được nhanh chóng thực hiện kết hợp với kết quả giám sát môi trường, thông tin khí tượng,

thông tin nguồn phát xạ ở bước thứ nhất. Đối tượng chủ yếu của giám sát là tỷ lệ liều lượng

phóng xạ trong không gian, nồng độ của vật liệu phóng xạ trong khí quyển, nồng độ của vật

liệu phóng xạ trong mẫu môi trường. Liều lượng của nuclit trong trường hợp hấp thụ vào qua

đường thở hoặc đường miệng được tính toán bằng cách sử dụng từng hệ số liều lượng hữu

dụng tương ứng.

Cứ như thế, liều dự báo có thể ước tính được một cách dễ dàng dựa vào phương pháp đã định

sẵn trước. Thêm vào các điều kiện về địa hình, đặc tính khí tượng của địa phương, v.v... việc sử

dụng SPEEDI (Hệ thống dự báo thông tin liểu khẩn cấp cho môi trường) có khả năng tính toán

nhanh chóng, chi tiết hơn nồng độ phân bố hay liều dự báo của vật liệu phóng xạ trong môi

trường cũng được chuẩn bị.

Tính toán liều lượng từ kết quả giám sát của bước thứ 2 chia đối tượng thành chiếu xạ ngoài,

chiếu xạ trong dựa trên sự xem xét đến hành động của người dân, đường đi của thức ăn, uống,

v.v... và đánh giá liều lượng thực tế dựa vào phương pháp xác định trong bước thứ nhất.

Liều gây tử vong (fatal dose (lethal dose) 致死線量) （→身体的影響） (→ Ảnh hưởng

(Hiệu ứng) cơ thể)

Liều hấp thụ (absorbed dose 吸収線量)

Là năng lượng bức xạ ion hóa hấp thụ trên mỗi đơn vị khối lượng của vật liệu. Đơn vị là Gray

(Gy), tương đương với J/kg.

Liều hiệu dụng (effective dose 実効線量)

Là liều dùng để thể hiện một cách thống nhất mức độ ảnh hưởng của nhiều loại tia phóng xạ

khác nhau trên một bộ phận cơ thể và trên toàn bộ cơ thể người (đơn vị là Sv).

Sẽ yêu cầu bổ sung hệ số (mức độ ảnh hưởng của một bộ phận cơ thể bị phơi nhiễm trong

trường hợp mức độ phơi nhiễm toàn thân là 1) thể hiện cảm thụ bức xạ mang tính tương đối

của các cơ quan trên cơ thể vào liều tương đương. (→Đơn vị của tia phóng xạ)

Liều kế bỏ túi (pocket dosimeter ポケット線量計)

Là một loại liều kếđo bức xạ cá nhân dạng cây bút, bên trong là buồng ion hóa loại nhỏ. Liều

lượng phơi nhiểm trong lúc thao tác là phương thức đọc chỉ tiêu. Những năm gần đây, liều kế

bỏ túi kỹ thuật số sử dụng detector bán dẫn được sử dụng thay cho liều kế bỏ túi thông thường

và đang được bán trên thị trường.

Liều kế dùng phim (film badge フィルムバッジ)

Là định lượng kế cơ bản nhất của định lượng kế bức xạ cá nhân dùng trong giám sát bức xạ cá

nhân sử dụng nguyên tắc cảm quang của phim khi gặp tia phóng xạ. Rửa ảnh tại từng thời đoạn

nhất định giúp đo lường lượng tia phóng xạ dựa trên độ hun đen tại thời đoạn đó. Thông

thường, lượng tia bức xạ trên 1 tấm phim của tia X, tia gama, tia beta, tia nơtron nhiệt sẽ phân

ly, để đo lường, người ta gắn các loại tấm lọc vào hộp liều kế dùng phim và tiến hành đo theo

từng các loại bức xạ riêng biệt.

Trong những năm gần đây, liều kế huỳnh quang đã được sử dụng thay cho các hộp liều kế dùng

phim. Liều kế huỳnh quang là liều kếthể rắn tận dụng hiện tượng phát quang màu cam (sự phát

quang do chiếu xạ) khi kích thích thủy tinh photphat thủy ngân hoạt tính đã phơi nhiễm tia

phóng xạ bằng bằng tia tử ngoại. Tâm phát quang sinh ra do phơi nhiễm phóng xạ có đặc trưng

là có thể sử dụng như một liều kếtích lũy có khả năng đọc lặp lại nhiều lần mà không bị tiêu

giảm do thao tác đọc này gây ra.

Liều kế huỳnh quang (photoluminescence glass dosimeter 蛍光ガラス線量計)

Liều kế nhiệt phát quang (Thermoluminescence dosimeter 熱ルミネセンス線量計（ＴＬ

Ｄ）)

Các điện tử tự do sinh ra do hiện tượng ion hóa khi tia phóng xạ va chạm với các chất như LiF,

CaF2, CaSO4, v.v… sẽ bị giữ lại tại các lỗ hổng mạng. Các điện tử đã bị giữ lại này sẽ thoát ra

khi được nung nóng và trở lại trạng thái ban đầu. Khi đó, hiện tượng ánh sáng phát ra chính là

hiện tượng nhiệt phát quang. Do lượng tia phóng xạ tiếp xúc tỷ lệ thuận với lượng ánh sáng do

nhiệt phát quang gây ra nên có thể đo lường lượng tia phóng xạ từ lượng ánh sáng này. Thông

thường dụng cụ đo này được gọi là định lượng kế nhiệt phát quang hay TLD, có độ rộng đo

lường tia gama từ khoảng 10 microSv đến 1 Sv. Do kiểu dáng nhỏ, nhẹ và đặc tính an toàn nên

thường được dùng làm định lượng kế đo lượng bức xạ cá nhân và quan trắc lượng tia phóng xạ

(thường lấy giá trị tích lũy trong 3 tháng) có trong môi trường xung quanh các cơ sở hạt nhân.

Liều lƣợng (dose 線量 ) （→放射線の単位） (→ Đơn vị bức xạ)

Liều tập thể (collective dose 集団線量)

Là liều lượng tổng hợp lượng nhiễm xạ ở từng cá nhân trong một phạm vi dân cư nhất định, và

được thể hiện bằng đơn vị người - Sv. Ví dụ, trường hợp có 100, 000 người sống gần khu vực

nhà máy phát điện hạt nhân, khi liều lượng nhiễm xạ trên một người là 0.005mSv thì thì liều

tập thể là 5,000 người - mSv = 5 người - Sv. Liều lượng được tổng hợp dựa trên toàn bộ dân số

được gọi là liều dân chúng (→ liều dân chúng)

Liều tƣơng đƣơng (Equivalent dose 等価線量)

Là lượng thể hiện ảnh hưởng đến cấu trúc cơ thể con người dựa vào năng lượng tia phóng xạ

đã hấp thu, và có liên quan với liều hấp thụ theo hệ số gia trọng tia phóng xạ (hệ số lượng tia

trong quan trắc lượng tia). Đơn vị là sievert (Sv).

Lò áp lực (PRW) (pressurized water reactor 加圧水型軽水炉)

Là một loại của lò nước nhẹ sử dụng chung nước bình thường với chất làm chậm và chất làm

mát. Hiện nay phần lớn các nhà máy phát điện nguyên tử trên thế giới đều sử dụng công nghệ

này. Lò tạo ra một áp lực khoảng 160 khí áp lên hệ thống sơ cấp, không để cho chất làm mát sơ

cấp sôi ở nhiệt độ cao, truyền nhiệt này cho nước của hệ thống thứ cấp qua máy tạo hơi nước,

hơi nước được tạo ra tại đây và làm quay tua bin để tạo ra điện. Vì hệ thống sơ cấp và hệ thống

thứ cấp rời nhau nên hơi nước khác lò nước sôi (BWR) ở điểm chúng không chứa năng lượng

phóng xạ.

Lò công suất (Power reactor 動力炉)

Là tên gọi chung của các lò phản ứng hạt nhân sử dụng năng lượng nhiệt sinh ra từ phân hạch

hạt nhân chuyển thành năng lượng điện hay năng lượng cơ hoặc sử dụng năng lượng nhiệt. Lò

phản ứng hạt nhân dùng để phát điện là mnột đại diện của loại này. Ngoài ra các loại lò phản

ứng hạt nhân dùng cho tàu thuyền, v.v… cũng là lò công suất.

Lò nƣớc nặng (heavy water reactor 重水炉)

Là lò phản ứng sử dụng nước nặng (D2O) làm chất làm chậm. Nước nặng là nước trong đó 2

nguyên tử hydro được thay thế bởi đồng vị đơteri liên kết với oxy. Trong 1kg khí hydro thông

thường có chứa khoảng 0,14g, vì nó nặng hơn một chút so với nước bình thường nên gọi là

nước nặng. Nếu lấy nước nặng làm chất làm chậm thì tỷ lệ hấp thụ nơtron sẽ giảm đi và có thể

sử dụng hết hiệu suất các nơtron được sinh ra ở quá trình phân hạch. Vì vậy, cũng có thể sử

dụng urani tự nhiên để làm chất làm chậm. Luồng xử lý chính của lò nước nặng hiện nay đang

được áp dụng nhiều là sử dụng nước nặng làm chất làm chậm, làm sôi nước nhẹ hoặc nước

nặng bên trong các ống chịu áp lực. Lò nước nặng thường hay sử dụng là lò CANDU, lò này sử

dụng nước nặng tăng áp làm nguyên liệu làm mát.

Lò nƣớc nhẹ (light water reactor 軽水炉)

Là lò phản ứng hạt nhân dùng để phát điện do Mỹ phát minh, vận hành bằng cách làm đầy

thùng lò phản ứng bằng nước thông thường (gọi là nước nhẹ để phân biệt với nước nặng) và tải

nhiên liệu Urani nồng độ thấp bên trong. Là loại chứa nước nhẹ có vai trò là chất làm chậm và

vừa là chất tải nhiệt. Hiện nay, khoảng 86% lò phát điện trên thế giới là lò nước nhẹ, gồm 2

loại là lò áp lực và lò nước sôi.

Lò nƣớc sôi (boiling water reactor 沸騰水型軽水炉(BWR))

Là lò phản ứng hạt nhân dùng để phát điện dạng tuần hoàn trực tiếp khi tua-bin nhận được

nguyên hơi nước từ lò phản ứng hạt nhân khi nước ở đây được làm sôi lên. Về cấu tạo, lò có

cấu tạo đơn giản nhưng hơi nước được đưa đến tua-bin lại có chứa một độ phóng xạ nhẹ.

Áp suất bên trong lò phản ứng hạt nhân ở khoảng 70atm và hơi nước thoát ra khi nhiệt độ lên

cao khoảng 2850C. Khoảng một nửa số lò nước nhẹ của Nhật Bản là loại BWR.

Lò phản ứng dùng để trình diễn (demonstration reactor 実証炉)

Là lò phản ứng trung gian giữa lò phản ứng thử nghiệm và lò phản ứng thực tiễn, có vai trò

đánh giá hiệu quả kinh tế và kiểm chứng những chức năng của những lò phản ứng có quy mô

gần giống với lò phản ứng thực tiễn, trước khi ứng dụng các kỹ thuật, máy móc, thiết bị đã

được xác lập và kiểm chứng bởi lò phản ứng thử nghiệm vào.

Lò phản ứng Fugen (Fugen (reactor) ふげん) （→新型転換炉）(→ Lò phản ứng chuyển

đổi nhiệt tiên tiến)

Lò phản ứng hạt nhân (nuclear reactor 原子炉)

Là thiết bị có thể kiểm soát liên tục chuỗi phản ứng phân hạch dây chuyền được tạo ra khi cho

nguyên liệu nguyên tử như urani hay plutonium phản ứng với hạt nơtron. Có thể phân loại lò

phản ứng hạt nhân một cách tổng quát như sau: Lò nghiên cứu (bao gồm cả đào tạo, huấn

luyện), lò thực nghiệm, lò công suất, v.v.… Lò phản ứng dùng để phát điện được phân thành lò

công suất.

Việc xúc tiến nghiên cứu lò công suất thông thường được tiến hành theo trình tự : Lò thực

nghiệm, lò phản ứng thử nghiệm, lò phản ứng dùng để trình diễn, lò phản ứng thực tiễn.

Lò phản ứng khí nhiệt độ cao (high temperature gas reactor (HTGR) 高温ガス炉(HTGR))

Là lò phản ứng hạt nhân có thể phát ra nhiệt độ cao đến trên 750 độ C, sử dụng graphite làm

chất làm chậm và helium là chất làm mát. HTGR được phát triển đầu tiên ở Anh, sau đó được

phát triển tại Mỹ, Đức. Tại Nhật, Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Nhật Bản đã xây dựng và

đang vận hành lò thử nghiệm có nhiệt độ khí ở cửa ra vào lên đến 950 độ C. Lò phản ứng khí

nhiệt độ cao là lò phản ứng hạt nhân không chỉ có thể phát ra nguồn điện có hiệu suất nhiệt cao

mà còn có thể ứng dụng nguồn nhiệt đó vào trong lĩnh vực công nghiệp.

Lò phản ứng làm mát bằng khí (gas cooled reactor (GCR)ガス冷却炉)

Được gọi chung là lò phản ứng hạt nhân sử dụng khí heli, carbon dioxide, v.v… làm chất làm

mát. Lò phản ứng làm mát bằng khí là loại lò phản ứng hạt nhân do người Anh phát triển thành

công nhằm phục vụ cho việc sản xuất điện đầu tiên trên thế giới vào năm 1956. Lò phản ứng

làm mát bằng khí thường có cấu hình phân lõi dạng đĩa, sử dụng urani tự nhiên làm nhiên liệu,

chì làm chất làm chậm và khí cacbon dioxide làm nguyên liệu làm mát. Tại Nhật, nhà máy phát

điện nguyên tử thương mại đầu tiên được các Công ty cổ phần Phát điện nguyên tử Nhật Bản

du nhập từ Anh vào và Nhà máy phát điện Tokai bắt đầu vận hành vào năm 1966 với công suất

phát điện đạt 166.000 Kw. Nhà máy đã hoạt động tốt trong suốt thời gian cung cấp điện cho

đến khi kết thúc vai trò cung cấp điện tiên phong của mình vào năm 1998.

Bên cạnh đó, việc phát triển nghiên cứu lò phản ứng khí nhiệt độ cao sử dụng Urani làm giàu,

và làm mát bằng heli đang được tiến hành với mong muốn có thể sử dụng lò phản ứng cho

nhiều mục đích khác nhau.

Lò phản ứng Monju (Monju reactor もんじゅ)

Là tên gọi lò pảhn ứng thử nghiệm của lò tái sinh nhanh (dạng loop) xây dựng ở thành phố

Tsuruga do Cơ quan phát triển tuần hoàn nhiên liệu hạt nhân (đương thời) phát minh với sự

hợp tác của ngành điện lực. Công suất phát điện 280.000 kW, nhiên liệu nạp đầu tiên (nhiên

liệu bỏ vào lò lúc đầu) là oxit hỗn hợp của urani và plutonium (MOX). Cơ sở được hoàn thành

vào tháng 5 năm 1991, tháng 8 năm 1994 đạt đến tới hạn đầu tiên, tháng 8 năm 1995 bắt đầu

phát điện và kể từ đó các lần phát điện thực nghiệm với công suất 40% đã được thực hiện, tuy

nhiên vào ngày 8 tháng 12 năm 1995, phần ống nhỏ của nhiệt kế được lắp đặt tại đường ống

của hệ thống làm lạnh thứ cấp bị gãy và gây ra sự cố rò rỉ natrium. Sự cố này không gây ảnh

hưởng đến môi trường do hạt aerosol sinh ra từ vật liệu phóng xạ, natri cháy do natrium rò rỉ từ

hệ thống làm lạnh thứ cấp không đi qua lò phản ứng. Tuy nhiên, từ bối cảnh của sự cố này mà

hiện trạng phát triển lò tái sinh nhanh sau này được xem xét lại trên diện rộng, cải tiến trang

thiết bị, v.v… và năm 2010 đã bắt đầu tái vận hành lại. (→ Lò tái sinh nhanh, lò phản ứng thử

nghiệm)

Lò phản ứng nhiệt cải tiến (advanced thermal reactor ( ATR) 新型転換炉)

Là lò phản ứng dùng để phát điện, được thiết kế với mục đích tạo ra thật nhiều plutonium từ

urani nguyên liệu hạt nhân. Lò phản ứng thử nghiệm của cơ quan phát triển nghiên cứu năng

lượng nguyên tử Nhật bản (FUGEN) có cơ chế hoạt động tương tự. (Fugen được vận hành từ

năm 1978 đến giữa năm 2003, tuy nhiên hiện nay đang trong quá trình giải thể)

Lò phản ứng nơtron nhiệt (Thermal neutron reactor 熱中性子炉)

Urani 235 sẽ phân hạch khi hấp thu nơtron, tuy nhiên nơtron xung đột càng chậm càng dễ bị

hấp thu nhiều hơn. Theo đó, khi nơtron nhanh sinh ra từ phân hạch hạt nhân sử dụng chất làm

chậm và giảm tốc cho đến khi trở thành nơtron nhiệt thì phản ứng dây chuyền hạt nhân sẽ đạt

hiệu suất cao. Do vậy, lò phản ứng hạt nhân được thiết kế nhằm sử dụng chất làm chậm chủ

yếu để các phản ứng dây chuyền hạt nhân được xảy ra qua nơtron nhiệt là các lò phản ứng

nơtron nhiệt. Hiện tại lò phản ứng hạt nhân được áp dụng thường là lò phản ứng nơtron nhiệt.

Lò phản ứng thử nghiệm (prototype reactor 原型炉)

Là lò phản ứng hạt nhân được tạo ra để kiểm chứng tính năng kỹ thuật cần thiết của một lò hoạt

động thực tiễn và có quy mô nhỏ hơn lò hoạt động thực tiễn. Lò “Fugen” của Cơ quan Năng

lượng Nguyên tử Nhật Bản là lò phản ứng chuyển đổi nhiệt tiên tiến, “Monju” là lò phản ứng

thử nghiệm của lò phản ứng nhân notron nhanh. Việc phát triển lò phản ứng hạt nhân dùng để

phát điện thường được xây dựng theo thứ tự: lò phản ứng thử nghiệm, lò phản ứng thực chứng,

lò phản ứng thực tiễn.

Lò tái sinh nhanh (fast breeder reactor (FBR) 高速増殖炉(FBR))

Là lò phản ứng hạt nhân được thiết kế sao cho có thể duy trì chuỗi phản ứng phân hạch hạt

nhân bằng cách cho các nơtron nhanh giải phóng ra trong quá trình phân hạch va chạm vào hạt

nhân nguyên tử tiếp theo với vận tốc cao. Nhiệt độ của vùng hoạt được làm giảm bằng dung

dịch natri ít gây tổn thất nơtron. Khi bao quanh (trùm chăn) vùng hoạt bằng urani thiên nhiên

và uranium nghèo, những nơtron rò rỉ từ vùng hoạt sẽ phản ứng với urani 238 sinh ra

plutonium. Nguyên liệu hạt nhân mới (plutonium) nhiều hơn nguyên liệu bị mất đi trong quá

trình vận hành lò phản ứng sẽ được sinh ra. Đây gọi là sự nhân lên. Hay nói cách khác, nơtron

nhanh được sử dụng để nhân lên nên được gọi là lò tái sinh nhanh. Lò phản ứng bao gồm lò

kiểu vòng lặp (loop) và lò kiểu thùng phuy (tank). Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Nhật Bản

đang tiến hành phát triển lò kiểu vòng lặp (loop), trong đó tại Tsuruga có lò thử nghiệm Monju.

Lớp bảo vệ tự nhiên(Natural barrier 天然バリア) （→地層処分）(→ Tiêu hủy địa tầng)

Lớp phủ (blanket ブランケット)

Được trang bị xung quanh tâm lò tái sinh nhanh, và được tạo thành từ vật liệu phân hạch

(plutonium) sau khi hấp thụ nơtron. Urani thiên nhiên hay uran nghèo thường được sử dụng để

làm lớp phủ này.

Luật bồi thƣờng thiệt hại do thảm họa hạt nhân (Act on Compensation for Nuclear Damage

原子力損害賠償法)

Đây là Luật được ban hành từ quan điểm không may xảy ra sự cố tại cơ sở năng lượng hạt

nhân, gây ảnh hưởng nghiêm trọng đến xung quanh. Luật này bao gồm 2 phần là “Luật về bồi

thường thiệt hại năng lượng hạt nhân” và “Luật về hợp đồng bồi thường thiệt hại năng lượng

hạt nhân”, được thực thi năm 1962. Luật quy định người điều hành cơ sở hạt nhân gây ra

những thiệt hại cho người dân phải bồi thường (trách nhiệm bồi thường không do sai sót) cho

dù đây không phải là lỗi do người điều hành gây ra, nếu người điều hành cơ sở hạt nhân không

bồi thường bằng một khoản tiền nhất định để bảo hiểm năng lượng hạt nhân thì cơ sở hạt nhân

sẽ không được hoạt động. Ngoài ra, luật còn quy định sự hỗ trợ của nhà nước khi thiệt hại vượt

quá giới hạn của số tiền bồi thường. Số tiền bảo hiểm sẽ tăng lên theo quy mô của nhà máy

điện nguyên tử, giá cả thị trường, v.v.... Hiện tại số tiền bồi thường cao nhất là 60 tỷ Yên.

Nói thêm, số tiền bồi thường của các quốc gia chủ yếu ở nước ngoài như sau: Mỹ là 200 triệu

USD + 63 triệu USD/1 lò hạt nhân, Đức là 500 triệu Mark, Pháp là 600 triệu Franc, Anh là 20

triệu Pound.

Luật cơ bản về năng lƣợng nguyên tử (Basic Act on Atomic Energy 原子力基本法)

Là luật cơ bản liên quan đến việc phát triển năng lượng nguyên tử của Nhật Bản, được ban

hành năm 1955. Việc thành lập các cơ quan liên quan đến phát triển năng lượng nguyên tử,

nghiên cứu, khai thác và sử dụng năng lượng hạt nhân; quản lý lò phản ứng hạt nhân; phòng

ngừa tác hại tia phóng xạ, bồi thường tổn hại, v.v… đều được quy định dựa trên luật này.

Phương hướng cơ bản của phát triển năng lượng nguyên tử được quy định rõ ở Điều 2 “Việc

nghiên cứu, khai thác và sử dụng năng lượng nguyên tử phải phục vụ cho mục đích hòa bình,

thực hiện một cách tự chủ dưới sự quản lý của người dân, công khai các thành quả đạt được,

đóng góp cho sự hợp tác quốc tế”. Đây là nguyên tắc chính cho “Ba luật cơ bản của năng lượng

nguyên tử” Nhật Bản.

Luật cơ bản về ứng phó sự cố (basic law on disaster prevention 災害対策基本法)

Là bộ luật được ban hành năm 1961 sau khi rút ra được những bài học từ những thảm họa như

Bão ở vịnh Ise - thành phố Nagoya, trận động đất ở vịnh Tokachi, Hokkaido. Mục đích của

việc ban hành pháp chế này là để đảm bảo tài sản, sinh mạng của dân chúng và quốc gia khỏi

các thảm họa. Vì vậy những quy định trong bộ luật này yêu cầu toàn thể quốc gia, các cơ quan

chính quyền địa phương, các tổ chức cộng đồng khác cần phải xây dựng tổ chức phòng ngừa

thảm họa, làm rõ vai trò trách nhiệm của các cơ quan, từ đó xây dựng các kế hoạch và đưa ra

các đối sách ngăn ngừa thảm họa, đối ứng khẩn cấp khi thảm họa xảy ra cũng như các biện

pháp khắc phục sau thảm họa, v.v…

Thảm họa là các hiện tượng tự nhiên bất thường như: bão, lở tuyết, lũ lụt, sóng thần, núi lửa,

v.v… hoặc là các vụ nổ, cháy có quy mô lớn. Các tai nạn lớn của các cơ sở hạt nhân theo Chỉ

thị của Chính phủ là nguyên nhân “thải ra môi trường một lượng lớn chất phóng xạ“ nên cũng

được liệt vào một trong những thảm họa.

Luật ngăn ngừa rủi ro bức xạ (Act on Prevention of Radiation Hazard 放射線障害防止法)

Là “luật liên quan đến ngăn chặn sự cố tia phóng xạ xảy ra do nguyên tố đồng vị phóng xạ,

v.v…” được ban hành năm 1958. Luật quy định tiêu chuẩn liên quan đến Nhân viên bức xạ và

liều lượng quanh thiết bị, thiết lập khu vực quản lý và những điều khoản nhân viên phải thực

hiện theo mục đích trên.

Để đồng nhất các tiêu chuẩn kỹ thuật có liên quan đến ngăn ngừa sự cố tia phóng xạ dựa trên

quy định của luật này Ủy ban tư vấn về tia phóng xạ đã được lập ra trong Văn phòng Nội các.

Về những chỉnh sửa các tiêu chuẩn kỹ thuật liên quan đến việc áp dụng tiêu chuẩn liều lượng,

v.v… hiện tại trong khuyến cáo năm 1990 (Pub 1.60) của ICRP, Ủy ban tư vấn về tia phóng xạ

đã có câu trả lời vào tháng 3/2000, theo đó Pháp lệnh Ngăn ngừa sự cố tia phóng xạ đã được

chỉnh sửa bổ sung và được áp dụng từ tháng 4 năm 2001.

Luật về các biện pháp ứng phó đặc biệt đối với thảm họa hạt nhân (Act on Special

Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness 原子力災害対策特別措置法)

Được ban hành vào tháng 12 năm 1999 với vai trò là luật đặc biệt trong Luật cơ bản về ứng

phó thảm họa, nhằm xây dựng cơ cấu phòng ngừa thảm họa hạt nhân toàn diện dựa trên kinh

nghiệm từ sự cố nghiêm trọng đã phát sinh tại công ty sản xuất nhiên liệu hạt nhân (JCO) tại

làng Toukai vào ngày 30 tháng 9 năm 1999. Nội dung cốt lõi bao gồm: (1) Tăng cường hợp tác

mang tính hữu cơ giữa nhà nước, tỉnh/thành, quận/huyện, phường/xã đối phó nhanh với các

tình huống nguy cơ; (2) Tăng cường cơ chế ứng phó khẩn cấp của quốc gia ứng với tính chất

đặc thù của tai nạn hạt nhân; (3) Xác định rõ trách nhiệm khi ứng phó phòng chống tai nạn của

người điều hành cơ sở hạt nhân.

Cụ thể, (1) xác định nghĩa vụ thông báo tình trạng khẩn cấp, tổ chức “Hội nghị hợp tác ứng phó

tai nạn năng lượng hạt nhân” nhằm nâng cao sự liên kết giữa cơ quan ứng phó địa phương với

nhà nước, việc này do trung tâm hậu thuẩn thực hiện; (2) xác định vị trí pháp lý của các cơ

quan chuyên môn phòng chống tai nạn quốc gia, thường trú tại khu vực có cơ sở năng lượng

nguyên tử và đảm nhiệm vai trò hạt nhân tại đây, (3) xây dựng các nội dung biện pháp như có

nghĩa vụ, v.v… thành lập tổ chức đề phòng thảm họa dành cho người điều hành cơ sở hạt nhân,

trang bị đầy đủ các thiết bị đo lường bức xạ, v.v.… (→ Hệ đối phó khẩn cấp)

Luật về các quy chế liên quan nguồn nguyên liệu hạt nhân, chất làm nhiên liệu hạt nhân

và lò phản ứng (Act on the Regulation of Nuclear Source Material, Nuclear Fuel Material and

Reactors 原子炉等規制法)

Là tên viết tắt của “Luật về các quy chế liên quan đến nguồn nguyên liệu hạt nhân, Chất làm

nhiên liệu hạt nhân và lò phản ứng” (ban hành năm 1957). Dựa trên tinh thần Luật cơ bản về

năng lượng nguyên tử, luật có quy định điều kiện sử dụng Chất làm nhiên liệu hạt nhân, đồng

thời thực hiện các quy chế cần thiết đối với việc tinh chế, gia công, tái xử lý nhiên liệu hạt

nhân, xây dựng và vận hành lò phản ứng hạt nhân, v.v… nhằm mục đích phòng ngừa thảm họa

nguyên tử hạt nhân.

Luật này quy định tất cả những việc như cơ quan Bộ (Bộ trưởng phụ trách) có nhiệm vụ phê

duyệt cho phép xây dựng các cơ sở năng lượng hạt nhân, đảm bảo an toàn và chịu trách nhiệm

đối với những việc này. Được sửa đổi nhiều lần để thích ứng với những cải cách của cơ quan

năng lượng nguyên tử, đồng thời được bổ sung và tăng cường các quy chế liên quan đến hoạt

động hủy bỏ thải phóng xạ, và cơ cấu tổ chức thực hiện kiểm tra các cơ sở hạt nhân vào năm

1986.

Ngoài ra, năm 1988, cùng với việc gia nhập “Hiệp ước không phổ biến vũ khí hạt nhân” (NPT)

luật đã được chỉnh sửa, trình bày rõ khái niệm bảo vệ thực thể (vật liệu và cơ sở hạt nhân),

nghĩa vụ của người điều hành cơ sở hạt nhân, v.v… Sau đó, năm 1999, sau sự cố nguyên tử tới

hạn lần đầu tại Nhật, một lần nữa luật lại được sửa đổi nhằm mục đích tăng cường triệt để quy

chế an toàn năng lượng nguyên tử.

Mạng lƣới phòng ngừa thảm họa (framework for disaster prevention activity 防災活動体

制) （→原子力防災計画） (→ Kế hoạch phòng ngừa thảm họa năng lượng nguyên tử)

Mật độ công suất (power density 出力密度)

Công suất nhiệt tương ứng với thể tích đơn vị của tâm lò được thể hiện bằng đơn vị kW/l.

Nếu tăng nồng độ làm giàu đồng vị urani và tăng mật độ công suất lên sẽ đạt được công suất

cao hơn, cho dù độ lớn của tâm lò giống nhau và cùng là một loại lò phản ứng. Ở lò nước nhẹ

mật độ công suất là 50~100kW/l, ở các lò cao tốc khoảng vài trăm kW/l.

Mặt nạ bảo vệ (protection mask 防護マスク) （→防護具） (→ Dụng cụ bảo vệ)

Máy đếm GM (GM Survey meter ＧＭ管式サーベイメータ)

Máy gia tốc (accelerator 加速器)

Là thiết bị gia tăng vận tốc của các hạt tích điện, và tạo ra các hạt có năng lượng cao (tốc độ).

Về phân loại, máy gia tốc có những loại phổ biến như dạng betatron, cyclotron, synchrotron,

betatron, cockcroff, dạng vandegurafu, máy gia tốc thẳng, v.v.…

Mây phóng xạ (radioactive plume 放射性プルーム)

Là mây của vật liệu phóng xạ ở thể khí được phóng vào trong khí quyển và được gọi là mây

phóng xạ. Khi được phóng ra từ ống khí thải, mây phóng xạ chuyển thành dạng khói như khói

từ ống khói và bắt đầu khuếch tán ra.

Máy Tokamak (Tokamak トカマク)

Là một loại thiết bị nghiên cứu tổng hợp hạt nhân. Thiết bị nghiên cứu này tạo ra phản ứng

tổng hợp hạt nhân khi đóng hình xuyến sau khi plasma nhiệt độ được tạo ra nhờ thêm một từ

trường thẳng góc vào điện lưu thể khí chảy theo từ trường hình xuyến này. Tokamak là từ ghép

trong tiếng Nga. Toka nghĩa là điện lưu và mak nghĩa là nam châm và cơ khí. Các nghiên cứu

cải tiến phản ứng tổng hợp hạt nhân dùng plasma của hỗn hợp khí hydrogen nặng và triti đang

được xúc tiến.

Mức (Thang) sự kiện hạt nhân quốc tế (INES) (International Nuclear Event Scale 原子力発

電所の事象の国際評価尺度)

Là thước đo tiêu chuẩn các hiện tượng tại nhà máy điện nguyên tử được sử dụng chung trên

toàn thế giới, do Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Quốc tế (IAEA) và Tổ chức Hợp tác và Phát

triển Kinh tế/Cơ quan năng lượng nguyên tử (OECD/NEA) cùng đưa ra, sử dụng trên 30 quốc

gia trên thế giới. Tại Nhật, thước bắt đầu được sử dụng từ tháng 8 năm 1992 thay thế cho

“Thước đo đánh giá sự cố/hỏng hóc tại nhà máy điện nguyên tử” vẫn được sử dụng từ trước

đến nay.

Thước đo này hỗ trợ, giúp những người liên quan đến năng lượng hạt nhân, người có liên quan

đến truyền thông, và người dân hiểu rõ hơn về các hiện tượng khó hiểu tại nhà máy điện

nguyên tử. Các hiện tượng này được chia thành 8 cấp độ, từ cấp độ 0 đến cấp độ 7. Có thể chia

ra làm hai loại lớn là từ 1 đến 3 là “hiện tượng bất thường”, từ 4 đến 7 là “sự cố”. Ngoài ra, với

các hiện tượng không nghiêm trọng, có độ an toàn dưới cấp độ 1 thì phân là cấp độ 0. Tại Nhật

Bản, hiện tượng cấp độ 0 được đánh giá và chia thành 2 mức là hiện tượng gây ảnh hưởng đến

sự an toàn “cấp độ 0 +” và hiện tượng có liên hệ đến sự an toàn “cấp độ 0 –”. (Tham khảo

bảng ở trang tiếp theo)

Nếu sử dụng thước đo này để đánh giá các sự cố nhà máy điện nguyên tử xảy ra trên thế giới

cho đến nay thì tai nạn nhà máy điện Chernobyl ở Liên Xô cũ ở cấp độ 7, tai nạn nhà máy phát

điện Three Mile Island (TMI) tại Mỹ ở cấp độ 5. Ứng dụng thước đo này, ngay sau khi phát

sinh hiện tượng sẽ công bố đánh giá tạm thời, sau đó khi đã tìm ra được nguyên nhân và đã đề

ra biện pháp phòng chống tái phát sẽ tiến hành đánh giá chính thức, sau đó Bộ kinh tế công

nghiệp sẽ công bố.

Tại IAEA, đối tượng của thước đo này không chỉ giới hạn ở các hiện tượng xảy ra tại nhà máy

điện nguyên tử mà còn đang được thử nghiệm ứng dụng đối với các hiện tượng ở những cơ sở

năng lượng hạt nhân như cơ sở tái xử lý nhiên liệu đã qua sử dụng hay trong quá trình vận

chuyển nhiên liệu hạt nhân nguyên tử, v.v…. Tuy nhiên, kết quả đánh giá có ghi rõ là đang ở

giai đoạn thử nghiệm. Ngày 30 tháng 9 năm 1999, tai nạn nghiêm trọng xảy ra tại nhà máy gia

công nhiên liệu hạt nhân ở làng Toukai được đánh giá ở cấp độ 4.

Mức liều chiếu xạ dân chúng (objective dose level for public exposure 線量目標値)

Liều chiếu mà dân cư xung quanh tiếp nhận từ nhà máy điện hạt nhân hoạt động dựa trên mô

hình lò nước nhẹ, thải ra bên ngoài hạt nhân chính có trong chất thải phóng xạ lỏng và khí hiếm

phóng xạ, I-ốt có trong chất thải khí được quy định: liều hiệu dụng không được vượt quá 0,05

mSv /1 năm giới hạn trong phạm vi diện tích khu vực có 1 cơ sở hạt nhân. Cho dù có nhiều cơ

sở hạt nhân đi chăng nữa cũng không được vượt quá giá trị mục tiêu này. Đây là quy định mà

Ủy ban Năng lượng Nguyên tử Nhật Bản đưa ra vào năm 1975 (Phương châm liên quan đến

giá trị mục tiêu liều lượng xung quanh các lò nước nhẹ hoạt động cung cấp điện, được cải đính

vào năm 1989 bởi Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Nhật Bản). Trên thực tế, giá trị đo được

luôn thấp hơn rất nhiều so với giá trị mục tiêu. (→ Bức xạ tự nhiên)

Năng lƣợng hạt nhân (nuclear energy 核エネルギー)

Là năng lượng được tạo ra từ quá trình chuyển đổi mang tính phóng xạ, tổng hợp hạt nhân,

phân hạch hạt nhân, v.v…. Cân bằng khối lượng hao hụt tương đương với năng lượng được

giải phóng.

Năng lƣợng hạt nhân (Điện hạt nhân) (nuclear power 原子力)

Năng lượng phát ra khi hạt nhân nguyên tử biến đổi là năng lượng nguyên tử. Tiêu biểu là năng

lượng phân hạch hạt nhân của urani và plutonium sử dụng trong phát điện nguyên tử. Trong

tương lai, con người đang kỳ vọng đến năng lượng tổng hợp nhất hạt nhân của hydro nặng và

triti.

Sử dụng năng lượng nguyên tử cho mục đích hòa bình được chia thành hai mục đích lớn là sử

dụng động lực của năng lượng nguyên tử và sử dụng tia phóng xạ.

Ngày của năng lƣợng nguyên tử (a day of atomic energy 原子力の日)

Tại Nhật, ngày 26 tháng 10 năm 1964 được quy định là Ngày của năng lượng nguyên tử. Ngày

này có nguồn gốc từ 2 sự kiện, một là Nhật Bản ký tên gia nhập Hiến chương của Cơ quan

Năng lượng Nguyên tử Quốc tế (IAEA) vào ngày này năm 1956 và hai là vào ngày này năm

1963, JPDR (lò thử nghiệm động lực) của Sở nghiên cứu năng lượng hạt nhân Nhật Bản đã

thành công ở nhá máy điện nguyên tử đầu tiên. Kể từ đó, ngày 26 tháng 10 hàng năm, sự kiện

kỷ niệm liên quan đến năng lượng nguyên tử được tổ chức trên toàn nước Nhật.

Nguồn nguyên liệu hạt nhân (nuclear source material 核原料物質)

Về mặt luật pháp, nguồn nguyên liệu hạt nhân là vật chất làm nguyên liệu của Chất làm nhiên

liệu hạt nhân được quy định trong luật cơ bản về năng lượng nguyên tử. Chẳng hạn như qưặng

urani, v.v…, urani, trikem hoặc các vật chất có chứa những hợp chất hóa học này. Tuy nhiên

không bao gồm những vật chất nhiên liệu hạt nhân không thuộc các định nghĩa trên.

Nguồn nơtron ( neutron source 中性子源 )

Nguồn hoặc thiết bị tạo ra nơtron được gọi là nguồn nơtron. Một loại nguyên tố nào đó (chẳng

hạn như beryllium) phản ứng với tia alpha hoặc tia gama sẽ giải phóng nơtron. Ngoài ra, cũng

có các nguyên tố nhân tạo gây ra phản ứng phân hạch một cách tự phát và giải phóng nơtron.

Nguồn nơtron americium - beryllium được pha trộn bởi americium 241 giải phóng tia alpha với

beryllium, và nguồn nơtron californium 252 là một trong những nguồn nơtron tiêu biểu.

Nguy hiểm rủi ro (risk リスク)

(1) Lo lắng đối với những sự cố không mong muốn có thể phát sinh đối với con người

trong tương lai.

(2) Trong lĩnh vực bảo vệ tia phóng xạ, chỉ ra xác suất phát sinh các ảnh hưởng có hại

có thể sẽ xảy ra do va chạm với tia phóng xạ.

(3) Tại lò phản ứng hạt nhân, có những trường hợp xảy ra những nguy hiểm rủi ro tổng

hợp do sự tích lũy xác suất phát sinh ảnh hưởng có hại từ tia phóng xạ tiếp nhận từ

ảnh hưởng của sự cố đó với tỷ lệ phát sinh sự cố. Tại Nhật Bản nguy hiểm rủi ro

thường được dịch ra thành “mức độ nguy hiểm”.

Nguyên tố siêu urani (Trans-uranium (transuranic elements) 超ウラン元素)

Là các nguyên tố tồn tại trong tự nhiên đến uran, nhưng nguyên tố siêu urani là nguyên tố mà

con người có thể tạo ra được có số nguyên tử lớn hơn urani bằng cách sử dụng phản ứng hạt

nhân bên trong lò phản ứng hạt nhân. Là tên gọi chung của các nguyên tố có số nguyên tử lớn

hơn 93 như là neptunium (Np), plutonium (Pu), americium (Am), v.v... và được gọi là nguyên

tố siêu uran (TRU, Trans Uranium).

Nguyên tử (atom 原子)

Nguyên tử là hạt nhỏ nhất có tính chất hóa học của nguyên tố mà nó phụ thuộc. Nguyên tử

được tạo thành bởi hạt nhân nguyên tử và electron. Electron mang điện tích âm tồn tại xung

quanh hạt nhân nguyên tử mang điện tích dương theo 1 quỹ đạo nhất định. Hình thức này giống

như Thái Dương hệ có những hành tinh như Trái đất, sao Hỏa, v.v... quay quanh trung tâm là

Mặt trời.

Chính giữa hạt nhân nguyên tử có proton và nơtron, có lượng điện tử bằng với số lượng của hạt

proton. Ngoài ra, hạt proton còn quyết định loại nguyên tố. Trong tự nhiên có 90 loại nguyên tố

có số nguyên tử và tên gọi ứng với số lượng hạt proton.

Độ lớn của nguyên tử có đường kính khoảng 1/100.000.000 cm, đường kính của hạt nhân

nguyên tử thì tùy theo chủng loại sẽ khác nhau nhưng cũng vào khoảng 1/1.000.000.000.000

cm.

Nguyên tử lƣợng (atomic weight 原子量)

Là giá trị so sánh khối lượng của nguyên tử. Thể hiện bằng đơn vị khối lượng nguyên tử. Thể

hiện khối lượng nguyên tử bao gồm trong các nguyên tố có lưu ý đến tỷ lệ tồn tại trong tự

nhiên. Ví dụ, urani thiên nhiên bao gồm urani 235 (235,04 u) là 0,7%, urani 238 (238,05 u) là

99,3%. Vì vậy, nguyên tử lượng của nguyên tố urani sẽ là 238,03 u.

Nhân viên bức xạ (radiation workers 放射線業務従事者)

Là những người được đi vào khu vực quản lý để thực hiện công tác, hoặc là những người sử

dụng, thí nghiệm, quản lý các loại máy sinh tia phóng xạ được gọi là Nhân viên bức xạ; phạm

vi thực hiện các nghiệp vụ tia phóng xạ đó được quy định theo pháp luật. Nhân viên bức xạ có

nghĩa vụ giám sát phơi nhiễm cá nhân, kiểm tra sức khỏe định kỳ theo quy định, đăng ký liều

lượng phơi nhiễm, v.v... Các giới hạn liều lượng này do luật định và được thể hiện trong bảng

dưới đây.

Giới hạn liều hiệu dụng Giới hạn liều lượng tương đương

100mSv/5 năm *

50mSv/năm **

Phụ nữ 5mSv/3 tháng

Phụ nữ đang mang thai (chiếu xạ

trong trong thời kỳ cho đến lúc sinh

con): 1mSv

Thủy tinh thể: 150mSv/năm

Da: 500mSv/năm

Phụ nữ đang mang thai (bề mặt phần

bụng trong thời kỳ cho đến lúc sinh

con): 2mSv

Công tác khẩn cấp: 100mSv Thủy tinh thể: 300mSv

Da: 1Sv

* : các thời kỳ được phân chia thành từng 5 năm kể từ sau 1/4/2001

** : 1 năm bắt đầu từ ngày 1/4

Nhân viên phụ trách phòng ngừa thảm họa hạt nhân (viên chức chính phủ phụ trách

phòng ngừa thảm họa) (officer for disaster prevention on nuclear emergency (Governmental

Special Officer for Disaster Prevention) 原子力防災専門官)

Là cơ quan chuyên trách của quốc gia đảm nhiệm những vai trò mới dựa vào Luật về các biện

pháp đặc biệt đối phó thảm họa năng lượng nguyên tử được ban hành vào tháng 12 năm 1999

nhằm mục đích tăng cường hệ thống đối phó khẩn cấp của quốc gia. Cơ quan chuyên trách đặt

trụ sở tại khu vực có xây dựng cơ sở năng lượng nguyên tử, thực hiện công tác kiểm tra các đối

sách phòng ngừa thảm họa lúc bình thường và thu thập thông tin khi xảy ra sự cố. (→Luật về

các biện pháp đối phó đặc biệt đối với thảm họa năng lượng nguyên tử)

Nhân viên giám sát an toàn bức xạ (radiation protection supervisor 放射線取扱主任者)

Là người được tuyển lựa ở mỗi văn phòng trong số những người đã đậu kỳ thi quốc gia, có

chứng chỉ Nhân viên giám sát an toàn bức xạ để thực hiện giám sát, ngăn ngừa sự cố tia phóng

xạ liên quan đến thiết bị phóng xạ dựa trên “Phương pháp ngăn ngừa nguy cơ phóng xạ”.

(trường hợp của Nhật Bản)

Nhiên liệu đã cháy (đã qua sử dụng) (spent fuel 使用済燃料)

Là nhiên liệu đã sử dụng ở lò phản ứng. Đối với nhiên liệu đã qua sử dụng của lò nước nhẹ,

thông thường sau khi sử dụng có khoảng từ 0, 8~1% uran 235 còn sót lại và plutonium được

hình thành từ uran 238. Vì vậy, nếu đem tái xử lý sẽ có thể sử dụng lại như nhiên vật liệu hạt

nhân. Uran 238 còn sót lại cũng có thể sử dụng như là một chất mới của plutonium.

Nhiên liệu hạt nhân (nuclear fuel 核燃料)

Là nhiên liệu của lò phản ứng hạt nhân. Các nhiên liệu được sử dụng là urani tự nhiên, urani

làm giàu, plutonium và các hợp chất hóa học từ những nhiên liệu này. Nhiên liệu hạt nhân đang

được sử dụng ở lò nước nhẹ là những thanh nhiên liệu được tạo ra từ việc nấu chảy, gia công

bột urani dioxid đã làm giàu từ 3% - 5%, sau đó nung cứng thành viên nhiên liệu (pellet) có độ

lớn khoảng chừng đầu ngón tay út, rồi đóng kín vào bên trong ống cách ly nhiên liệu hợp kim

zirconium. Kết quả của việc luyện từ vài chục đến vài trăm thanh nhiên liệu thành khối tứ giác

tùy theo loại lò phản ứng là tổ hợp nhiên liệu. Khi xếp tổ hợp nhiên liệu này theo quy tắc số

nhiều một cách chính xác sẽ tạo nên tâm lò phản ứng. Những nhiên liệu trước khi được nạp vào

lò phản ứng hạt nhân được gọi là nhiên liệu mới. Nồng độ 235

U của nhiên liệu mới (độ làm

giàu) khoảng chừng 4% (3 - 5%).

Hiện tại ở lò tái sinh nhanh đang sử dụng nhiên liệu oxit hỗn hợp (MOX) của urani và

plutonium là chủ yếu. Tuy nhiên, nhiên liệu MOX cũng có thể sử dụng làm nhiên liệu cho lò

phản ứng nhiệt cải tiến và lò nước nhẹ.

Nhiên liệu hạt nhân (nuclear fuel 原子燃料) （→核燃料） (→Nhiên liệu hạt nhân)

Nhiên liệu mới (new fuel 新燃料) （→核燃料） (→Nhiên liệu hạt nhân)

Nhiên liệu oxit hỗn hợp ( mixed oxide fuel 混合酸化物燃料 )

Là nhiên liệu được tạo ra bằng cách tạo hình và gia công hỗn hợp oxit giữa Urani đioxit (UO2)

và Plutonium dioxide (PuO2). Được sử dụng làm nhiên liệu cho lò phản ứng nhân no7tron

nhanh và lò phản ứng nhiệt cải tiến, gần đây cũng được sử dụng làm nhiên liệu cho lò nước

nhẹ. .

Nhiệt sinh ra do phân rã phóng xạ (Nhiệt phân rã) (decay heat 崩壊熱)

Là nhiệt sinh ra do phân hủy vật liệu phóng xạ. Nghĩa là, do sự hấp thu của tia phóng xạ, năng

lượng của vật liệu phóng xạ và vật chất xung quanh nó biểu hiện dưới dạng năng lượng nhiệt.

Tại lò phản ứng hạt nhân, nhiệt phân hủy của sản phẩm phân hạch bên trong nhiên liệu hạt

nhân cũng trở thành năng lượng, nhiệt này được sinh ra trong lúc vận hành lò phản ứng hạt

nhân, tuy nhiên năng lượng này vẫn tiếp tục được sinh ra trong nhiên liệu lấy ra từ lò đã ngưng

hoạt động. Tuy nhiên, theo thời gian cùng với sự giảm sút của độ phóng xạ, lượng phát sinh

này cũng giảm dần.

Nóng chảy vùng hoạt (core melt 炉心溶融)

Sự giảm thiểu bất thường của khả năng làm lạnh của chất tải nhiệt lò phản ứng hạt nhân, ví dụ

như xảy ra sự cố mất nước, hoặc sự gia nhiệt/nóng chảy một phần hoặc toàn bộ vật chất cấu tạo

vùng hoạt và bó nhiên liệu trong trường hợp thiết bị làm mát tâm lò dùng khi khẩn cấp không

hoạt động hoàn thiện khi bị mất nước, hoặc trong trường hợp thanh điều khiển vùng hoạt xảy bị

sự cố bất thường làm công suất tăng cao bất thường (sự cố dựa vào độ phản ứng). Hiện tượng

này được gọi là nóng chảy vùng hoạt hay nóng chảy tâm lò. Sự cố lò phản ứng hạt nhân TMI

(Three-Mile Island) của Hoa Kỳ là một ví dụ. Đây là sự cố kinh khủng nhất của lò phản ứng

hạt nhân, một lượng lớn hoạt độ phóng xạ bị phóng ra từ vùng hoạt, kết hợp với những hư hại

khi tường chắn của sản phẩm phân hạch từ thùng chứa, v.v… không còn chắc chắn nữa thì

nguy cơ một thảm họa năng lượng hạt nhân kinh khủng nhất có thể xảy ra. (tham khảo hình bên

trái mục)

Nơtron (neutron 中性子)

Là hạt cấu tạo nên nguyên tử hạt nhân cùng với proton. Về mặt khối lượng thì gần giống với

proton, tuy nhiên so với các hạt proton được tích điện dương thì nơtron có tính chất trung hòa

về điện, vì vậy các hạt nơtron dễ tiến tới gần nguyên tử hạt nhân, tương tác bên trong nguyên tử

hạt nhân và gây ra các loại phản ứng hạt nhân. Ngoài ra, các nguyên tử hạt nhân phân hạch như

là urani 235 khi hấp thụ nơtron sẽ gây ra phân hạch hạt nhân.

Những nơtron được phát sinh do sự phân hạch có năng lượng lớn và chuyển động với vận tốc

rất cao khoảng 20.000 km/giây được gọi là nơtron nhanh hoặc là siêu nơtron. Ở lò nước nhẹ,

việc phân hạch hạt nhân dễ dàng được thực hiện bằng cách làm giảm tốc độ nơtron ở mức

khoảng 2,2 km/giây bởi chất làm chậm. Những nơtron được tạo ra từ việc làm chậm tốc độ của

các nơtron nhanh bởi chất làm chậm được gọi là nơtron nhiệt.

Nơtron nhanh (fast neutron 速中性子) (→中性子) (→ nơtron)

Nơtron nhanh (fast neutron 高速中性子)

Tốc độ trung bình của 2~3 nơtron được giải phóng từ hạt nhân nguyên tử đã phân hạch là

khoảng 20.000km/giây. Những nơtron có tốc độ gần bằng như thế gọi là nơtron nhanh.

(→nơtron nhiệt)

Nơtron nhiệt (Thermal neutron 熱中性子) (→中性子) (→ Nơtron)

Nơtron trễ (delayed neutron 遅発中性子)

Những nơtron được tạo ra từ sản phẩm phân hạch trễ hơn một chút sau khi sự phân hạch hạt

nhân xảy ra, được gọi là nơtron trễ. Trường hợp là urani 235, nơtron trễ chỉ chiếm khoảng

0,7% trong tổng số nơtron phát sinh do sự phân hạch. Tuy nhiên, nếu đứng trên quan điểm

kiểm soát lò phản ứng thì nơtron trễ có vai trò hết sức quan trọng.

Nuclit (nuclide 核種)

Dựa vào số nguyên tử và số khối để phân loại nuclit của hạt nhân nguyên tử. Có hơn 300 loại

nuclit tồn tại trong tự nhiên, hầu hết là những loại nuclit ổn định không phát ra bức xạ. Tuy

nhiên, cũng có khoảng 70 loại nuclide phát xạ như ragikem 226, v.v…. Ngoài ra, các nguyên tố

có trong tự nhiên từ hydro cho đến urani có khoảng 90 loại. Có những vật chất (thể đơn) được

tạo thành từ cùng một nguyên tố, nhưng cũng có những vật chất được hình thành từ nhiều loại

hạt nhân nguyên tử khác có khối lượng khác nhau. (-> đồng vị)

Nƣớc nhẹ (light water 軽水)

Là nước thông thường. Đây là tên gọi sử dụng khi muốn phân biệt với nước nặng.

Nƣớc thải nóng (hot waste water 温排水)

Ở các nhà máy nhiệt điện hay nhà máy phát điện nguyên tử, khí bốc hơi được tạo ra bằng việc

quay tua bin sẽ được làm mát và làm ngưng tụ bằng bình ngưng. Ở Nhật, nước biển được sử

dụng làm nước làm mát của bình ngưng. Do nước biển ở cửa ra của bình ngưng có nhiệt độ cao

hơn khoảng 7℃ so với nước biển ở cửa vào nên được gọi là nước thải nóng. Đối với nhà máy

điện nguyên tử có công suất 0,5 triệu Kw thì lượng nước thải nóng này trong mỗi giây là

khoảng 40 tấn. Nước thải nóng này còn được dùng để nuôi cá.

Ống đếm Geiger-Mueller (GM counter ガイガーミュラー（ＧＭ）計数管)

Bên trong ống đếm, những loại khí hiếm như argon, v.v…, khí hỗn hợp halogen hay hơi cồn sẽ

được giữ kín. Ở giữa ống có một trụ cực dương, xung quanh có một cực dương hình trụ. Khi tia

phóng xạ đi vào trong ống, ion dương và electron sẽ được tạo ra bên trong khí nhờ tác dụng ion

hóa. Tạo ra điện thế khoảng 1.000 volt ở giữa hai cực, số electron sẽ tăng lên do sự di chuyển

và va chạm với cực dương, khi đó ion dương sẽ di chuyển đến cực âm và tạo ra dòng điện lớn

lưu chuyển trong chớp mắt. Hiện tượng này được gọi là xung điện. Có thể biết được lượng bức

xạ bằng cách đếm số lượng xung điện. Đây là thiết bị dò phóng xạ thường được sử dụng để đo

tia beta và tia gama. Vì xung điện phát sinh rất lớn nên có lợi điểm là mạch đếm của xung điện

rất đơn giản, tuy nhiên không phân biệt được loại tia phóng xạ và năng lượng.

Ống đếm gm (ống đếm chớp GM) (GM counter (GM counter tube) ＧＭ計数管) （→ガイ

ガーミュラー計数管） (→Ống đếm Geiger-Mueller)

Ống đếm nhấp nháy (scintillation counter シンチレーション・カウンタ)

Là thiết bị dùng để phát hiện phóng xạ hoạt động theo phương thức đo lường bức xạ thông

qua việc kết hợp thể huỳnh quang (scintillator) như là Sodium iodide, plastic với ống nhân

quang điện . Nếu tia phóng xạ đi qua scintillator sẽ bị mất hết năng lượng ở trong đó. Huỳnh

quang phát ra tại thời điểm đó sẽ được chuyển thành tín hiệu điện bằng ống nhân quang điện,

sau đó được khuếch đại lên để thực hiện đo.

Có thể đo lường được số tia alpha, tia beta, tia gama và năng lượng. Độ cảm ứng đối với tia

gama cao hơn buồng ion hóa và máy đếm GM.

Oxide uranium cô đặc (yellow cake イエローケーキ)

Là oxide urani (U3O8) thu được sau khi tinh luyện quặng urani. Là chất rắn có màu vàng (ở

trạng thái thô), thoạt nhìn trông giống như bánh kem, vì vậy chúng có tên là yellow cake. Bánh

yellow cake này sẽ được dồn vào thùng phuy rồi đưa đến nhà máy chuyển hóa, thực hiện công

đoạn chuyển hóa thành urani hexalforua để thực hiện tinh luyện ở công đoạn kế tiếp.

Pha loãng chất phóng xạ (dilution of radioactive materials 放射性物質の希釈)

Vật liệu phóng xạ phóng ra đại dương khuếch tán và được pha loãng đi trong nước biển, tuy

nhiên khác với khuếch tán trong khí quyển một chút. Vật liệu phóng xạ được phóng ra cùng với

một lượng lớn nước thải nóng nên đầu tiên chúng sẽ lan rộng ra trên bề mặt mặt nước biển, sau

đó được pha loãng nhờ các dòng hải lưu và các con sóng. Khuyếch tán theo cách này sẽ thay

đổi khác nhau tùy theo địa hình bờ biển, điều kiện khí tượng hay khí hậu, v.v…. Tùy theo vật

liệu phóng xạ, vẫn có những vật chất lắng xuống đáy biển tương đối gần với cửa nơi xuất ra vật

liệu phóng xạ và được các sinh vật biển hấp thu. Tình trạng pha loãng được xác nhận dựa vào

giá trị thực đo.

Phân hạch hạt nhân (nuclear fusion 核融合)

Khi các hạt nhân nguyên tử là đồng vị của nguyên tử nước như triti, deuterium, v.v… va chạm

mạnh với nhau sẽ tạo ra sự kết hợp của 2 nguyên tử và tạo thành hạt nhân nguyên tử nặng hơn.

Phản ứng này là phân hạch hạt nhân. Khối lượng của hạt nhân nguyên tử sau khi phân hạch hạt

nhân nhỏ hơn một ít so với tổng khối lượng của 2 nguyên tử hạt nhân trước khi phân hạch, do

đó phần khối lượng chênh lệch đó sẽ được chuyển thành năng lượng. Lò phản ứng nhiệt hạch

đang được triển khai nghiên cứu hiện nay tạo ra năng lượng bằng cách trên nhằm mục đích sử

dụng. Nhiệt bên trong mặt trời được tạo ra nhờ phản ứng nhiệt hạch.

Phân hủy (decay 崩壊) (→壊変) (→ Phân rã)

Phân hủy (phân rã) (disintegration 壊変) (decay 崩壊)

Hiện tượng hạt nhân nguyên tử không ổn định phóng ra tia phóng xạ và biến đổi thành hạt

nhân nguyên tử khác ổn định hơn được gọi là phân rã của hạt nhân nguyên tử. Thường có phân

rã alpha tạo ra tia alpha và phân rã beta tạo ra tia beta trong phân rã hạt nhân. Năng lượng thừa

còn lại sau khi những phân rã này xảy ra sẽ được giải phóng dưới dạng tia gama.

Khi phân rã alpha xảy ra, hạt nhân nguyên tử phóng ra tia alpha và giảm đi 2 proton và 2

notron. Khi đó nó sẽ trở thành hạt nhân nguyên tử có số nguyên tử giảm đi 2 và chỉ số khối

lượng giảm đi 4. Ví dụ radium 226 có số nguyên tử là 88 sẽ trở thành radon 222 có số nguyên

tử là 86. Hơn nữa phân rã alpha sẽ biến đổi radon thành polonium 218. Phân rã này được lặp đi

lặp lại cho đến khi tạo thành chì ổn định.

Phân rã beta là hiện tượng 1 electron được giải phóng khỏi hạt nhân nguyên tử nào đó. Thông

thường, bên trong hạt nhân nguyên tử không có electron, tuy nhiên, chúng ta có thể hiểu rằng

do bên trong hạt nhân nguyên tử không ổn định nơtron bị biến đổi thành proton và electron,

proton này được giữ lại trong hạt nhân nguyên tử và electron được giải phóng. Khi xảy ra phân

rã beta, hạt nhân nguyên tử sẽ tăng thêm 1 proton, vì vậy nó sẽ trở thành nguyên tử có số

nguyên tử tăng thêm 1. Vì chỉ số khối lượng chỉ giảm đi 1 nên về mặt tổng thể không có gì thay

đổi. Ví dụ, thori 234 có số nguyên tử là 90 sau khi phân rã beta sẽ trở thành protactinium 234

có số nguyên tử là 91.

Như vậy, phân rã alpha và phân rã beta là phân rã mà nguyên tử sẽ tác động và làm thay đổi

trực tiếp đến nguyên tử khác. Dãy phân rã phóng xạ của chuỗi urani bị biến đổi thành chì từ

nguyên tử lớn nhất có trong tự nhiên có phân rã alpha và phân rã beta được lặp đi lặp lại nhiều

như ở hình minh họa (tham khảo mục số 11).

Phân rã alpha (alpha decay アルフア壊変) (→崩壊) （→ Phân rã）

Phân rã beta (beta decay ベータ壊変) (→壊変)（→ Phân rã）

Phân tích an toàn theo xác suất (Đánh giá an toàn theo xác suất) (probabilistic safety

analysis 確率論的安全評価) (probabilistic safety assessment)

Là việc đánh giá một cách tổng hợp độ an toàn của cơ sở hạt nhân thông qua các giả thuyết về

tần suất phát sinh, và mức độ ảnh hưởng của sự cố/hư hại do những tai nạn/hư hại xảy ra ở các

cơ sở năng lượng hạt nhân, v.v….

Phản ứng dây chuyền (chain reaction 連鎖反応)

Là các phản ứng giống nhau xảy ra liên tục khi một phản ứng xảy ra. Phản ứng dây chuyền

hạt nhân dựa trên hiện tượng khi nơtron va chạm với urani và plutonium sinh ra lượng nơtron

nhiều hơn phân hạch hạt nhân và do đó phân hạch hạt nhân tiếp tục xảy ra.

Phản ứng dây chuyền hạt nhân (nuclear chain reaction 核分裂連鎖反応) （→核分裂）(→

phân hạch hạt nhân)

Phát điện năng lƣợng hạt nhân (nuclear power generation 原子力発電)

Sử dụng năng lượng phân hạch hạt nhân trong lò phản ứng hạt nhân sản sinh ra hơi nước một

cách trực tiếp hay gián tiếp làm quay tua-bin và sinh ra điện.

Thiết bị phát điện nguyên tử có chi phí xây dựng cao hơn khi so sánh với thiết bị phát điện

bằng nhiệt nhưng lại có chi phí nhiên liệu thấp hơn nên nếu so sánh việc phát điện bằng nhiệt

với phát điện nguyên tử thì chi phí phát điện nguyên tử sẽ thấp hơn và nhiên liệu cung cấp cũng

ổn định hơn nên phát điện nguyên tử ưu việt hơn ở điểm đảm bảo nguồn nhiên liệu (an toàn).

Hiện tại, công suất phát điện nguyên tử của Nhật đứng thứ 3 trên thế giới, và chiếm khoảng

30% công suất cung cấp điện hàng năm trên cả nước.

Phông (Background バックグラウンド)

Khi thực hiện quan trắc tia phóng xạ, tia phóng xạ tồn tại trong bức xạ vũ trụ, tia phóng xạ sinh

ra từ vật liệu phóng xạ trên mặt đất, v.v… chính là giá trị đo lường, dù chúng hoàn toàn không

có tại cơ sở năng lượng nguyên tử. Các tia này được gọi là tia nền bức xạ. Tia phóng xạ tại các

cơ sở là hiệu số của nền bức xạ chênh lệch (giá trị thực) từ giá trị đo lường. Theo đó, phép đo

lường nền bức xạ trong quan trắc tia phóng xạ như khi giám môi trường phóng xạ, v.v… phải

được thực hiện một cách chính xác, chặt chẽ.

Phòng nghiên cứu phóng xạ mức cao (hot-laboratory ホットラボ)

Là tên gọi tắt của Phòng nghiên cứu vật liệu phóng xạ có độ hoạt độ phóng xạ cao. Có trang bị

xà lim nóng, v.v….

Phòng ngừa theo chiều sâu (defense in depth 多重防護 )

Việc xây dựng và nâng cao các đối sách an toàn tại các cơ sở hạt nhân trải qua nhiều giai đoạn

được gọi là phòng ngừa theo chiều sâu. Tại các nhà máy điện hạt nhân, công tác ngăn ngừa

theo chiều sâu được thực hiện nghiêm ngặt qua nhiều giai đoạn. Giai đoạn 1 là giai đoạn ngăn

ngừa những phát sinh bất thường, giai đoạn 2 là giai đoạn ngăn ngừa sự lan rộng của sự cố do

dừng lò khẩn cấp (scram) và giai đoạn 3 là giai đoạn hạn chế đến mức thấp nhất những ảnh

hưởng do sự cố ở hệ làm mát vùng hoạt khẩn cấp (ECCS), thùng chứa, v.v…

Phƣơng pháp chiết bằng dung môi (solvent extraction method 溶媒抽出法) （→再処理）

(→ Tái xử lý)

Phƣơng pháp đo bên ngoài xác định liều chiếu trong cơ thể (external measurement method

for internal exposure 体外計測法)

Là phương pháp đo trực tiếp từ bên ngoài cơ thể lượng chất phóng xạ đã hấp thụ ở bên trong.

Đối tượng của phương pháp đo này được giới hạn chỉ với những hạt nhân phát ra tia X và tia

gama. Thiết bị đo theo phương pháp này có độ chính xác cao, được đặt bên trong phòng có tấm

chắn bằng chì hoặc sắt để loại bỏ những ảnh hưởng của nền phóng xạ. Nhờ vào việc sử dụng

nhiều máy dò nhấp nháy để đo quang phổ tia gama nên có thể biết được hạt nhân, lượng và

phân bố của chất phóng xạ bên trong cơ thể. Ngay cả lượng nhỏ kalium phóng xạ có trong tự

nhiên (kalium 40) tồn tại trong cơ thể cũng được phát hiện một cách dễ dàng.

Những thiết bị này còn được gọi là “hole body counter” hoặc “human counter”. Cũng có nhiều

loại có hình thức đơn giản, đo rất nhanh lượng gần đúng chất phóng xạ bên trong cơ thể.

Phƣơng pháp khuếch tán khí (gaseous diffusion process ガス拡散法)

Là phương pháp làm giàu urani được vận dụng đầu tiên. Để sản xuất ra bom nguyên tử Mỹ và

Liên Xô cũ đã xây dựng những nhà máy có quy mô lớn, sau đó Anh, Pháp, Trung Quốc, v.v…

cũng tiến hành xây dựng các nhà máy này, tuy nhiên từ sau khi phương pháp tách ly tâm được

vận dụng thì các nhà máy hoạt động theo phương pháp khuếch tán khí hầu như không được xây

dựng nữa. Nguyên lý của phương pháp này là sử dụng áp lực bằng khí (gas) urani làm giàu cho

chúng chạy qua các tấm ngăn có nhiều lỗ nhỏ khoảng 1/100. 000 - 200.000 mm, lúc này chỉ

một ít urani 235 có trọng lượng nhẹ hơn so với các urani 238 sẽ đi qua các tấm ngăn. Vì tỷ lệ

làm giàu ở mỗi lần là rất thấp nên để có thể lấy được urani làm giàu dùng làm nhiên liệu cần

phải làm như vậy khoảng vài trăm lần và tiêu tốn rất nhiều điện năng.

Phƣơng pháp làm giàu uranium bằng laser (laser uranium enrichment method レーザー

濃縮法)

Là phương pháp mới tạo ra uranium giàu bằng cách dùng tia laser nhưng chưa được ứng dụng

vào thực tế. Có phương pháp nguyên tử và phương pháp phân tử. Phương pháp nguyên tử ưu

tiên ion hóa/hoạt hóa urani 235 thành ion khi tia laser có bước sóng nhất định va chạm với

nguyên tử urani (hơi nước của urani kim loại nóng chảy), và phân ly thành urani 238 sau khi

nhận ion này. Trong phương pháp phân tử hợp chất urani (ví dụ như urani hexaflorua) được sử

dụng thay cho nguyên tử urani. Phương pháp laser làm giàu urani có ưu điểm là thu được nồng

độ làm giàu cao ngay tại quy trình của bước thứ nhất khi so sánh với các phương pháp khác sử

dụng sự chênh lệch khối lượng. (→ Làm giàu uranium)

Phƣơng pháp tách ly tâm (centrifugal separation method 遠心分離法)

Là phương pháp tách riêng các vật nặng và nhẹ dựa trên nguyên lý khác nhau về lực ly tâm

của các phân tử khí nhẹ và nặng hơn (tỷ trọng) như trong máy tách nước. Vì khi thực hiện quay

ly tâm urani hexalforua, thể khí của urani, các urani 235 nhẹ hơn bị đẩy vào phía trong, còn các

urani 238 nặng hơn bị gạt ra phía ngoài, do đó nếu thực hiện quay ly tâm lặp đi lặp lại nhiều lần

thì tạo được urani 235 giàu. Phương pháp này được sử dụng để cung cấp nhiên liệu cho lò nước

nhẹ. Lợi điểm của phương pháp này là lượng tiêu hao điện năng ít hơn hẳn so với phương pháp

khuếch tán khí, và máy móc thiết bị cũng không quá lớn. Nhật đang sử dụng phương pháp này.

Phƣơng pháp thử sinh học (bio-assay バイオアッセイ法)

Là một trong những phương pháp đo lường lượng (độ phóng xạ) của vật liệu phóng xạ có

trong cơ thể. Đây là phương pháp ước lượng độ phóng xạ trong cơ thể bằng tính toán thông qua

việc đo lường lượng vật liệu phóng xạ có trong nước tiểu, phân, hơi thở, v.v... của sinh vật

mẫu, v.v….

Pin nguyên tử (atomic battery 原子力電池)

Hay còn gọi là pin đồng vị. Là loại pin có nguyên lý biến đổi một cách trực tiếp hay gián tiếp

năng lượng của tia phóng xạ phóng ra từ các loại hạt nhân phóng xạ có chu kỳ bán rã dài như

plutonium 239, strontium 90, v.v.... Được sử dụng làm nguồn điện của vệ tinh nhân tạo.

Plasma (plasma プラズマ)

Hạt nhân nguyên tử trung tâm hoàn toàn ion hóa với electron xoay quanh vỏ ngoài của nguyên

tử đó khi nhiệt độ lên cao vượt quá hàng chục nghìn độ C và chuyển động quay quanh lẫn nhau

một cách tự do. Khi đó, ion dương ở gần các hạt tự do và các electron sẽ trộn lẫn với trọng

lượng gần bằng nhau, và plasma là khí có điện tích trung tính từ lượng trung bình của hỗn hợp

ion dương và eletron trên.

Plutonium (Pu) (plutonium プルトニウム)

Là nguyên tố thứ 94 trong bảng tuần hoàn và không tồn tại trong tự nhiên. Do Pu 239 được tạo

ra từ urani 238 sau khi hấp thụ nơtron nên có thể sản xuất một lượng lớn Pu tại các lò phản ứng

hạt nhân. Nhờ tính chất phân hạch này mà Pu đã được sử dụng để chế tạo bom nguyên tử ngay

từ những ngày đầu tiên. Có thể sử dụng Pu đã trộn với uran thiên nhiên tại các lò phản ứng hạt

nhân như với urani giàu (nhiên liệu MOX). Pu239 phân hạch tại lò tái sinh nhanh qua các siêu

nơtron, và tại lò nước nhẹ qua các nơtron nhiệt. Tia alpha được giải phóng trong chu kỳ bán rã

khoảng 24.000 năm. Do lượng tới hạn tnhỏ mà độc tính mạnh nên cần lưu ý thận trọng khi sử

dụng. Pu đóng vai trò quan trọng trong việc bảo vệ thực thể (vật liệu và cơ sở hạt nhân).

Proton (proton 陽子) （→中性子、原子）( → Nơtron, nguyên tử)

Quá trình làm đầy nƣớc trở lại (reflood 再冠水)

Ở lò nước nhẹ, khi xảy ra sự cố mất chất làm mát sơ cấp, mực nước bên trong thùng lò phản

ứng sẽ giảm xuống, làm nhiên liệu ở bộ phận tâm lò bị rò rỉ. Khi đó hệ thống làm mát tâm lò

dùng khi khẩn cấp bắt đầu hoạt động, nước được làm đầy và tâm lò được làm mát trở lại. Quá

trình này được gọi là quá trình làm đầy nước trở lại.

Quản lý đo lƣờng (accountancy 計量管理) （→保障措置） (→Thanh sát hạt nhân)

Quan trắc môi trƣờng (environmental monitoring 環境モニタリング)

Có Giám sát môi trường phóng xạ xung quanh các cơ sở hạt nhân và Giám sát môi trường

phóng xạ trong môi trường làm việc. Thông thường, quan trắc môi trường thường được nhắc

đến với ý nghĩa là Giám sát môi trường phóng xạ xung quanh các cơ sở hạt nhân.

Giám sát môi trường phóng xạ xung quanh các cơ sở là lắp đặt các thiết bị quan trắc bên trong

phạm vi nhất định của ranh giới của cơ sở hạt nhân đồng thời thực hiện đo chuyển động và lấy

mẫu môi trường để đo năng lượng phóng xạ trong mẫu và tỷ lệ phóng xạ trong không khí.

Ngoài ra, trong một số trường hợp, chính quyền địa phương còn thực hiện các phép đo riêng và

đánh giá so sánh với giá trị đo đạc của cơ sở hạt nhân (kiểm tra chéo). Kết quả này sẽ được các

chuyên gia đánh giá và công bố rộng rãi.

Giám sát môi trường phóng xạ trong môi trường làm việc là thực hiện quản lý nhiễm xạ của

người làm việc trong môi trường phóng xạ nhằm mục đích ngăn ngừa ô nhiễm tràn lan. Ý chỉ

sự quan trắc và đánh giá tỷ lệ phóng xạ trong không khí, ô nhiễm không khí và ô nhiễm bề mặt,

v.v… trong khu vực quản lý.

Quan trắc phóng xạ môi trƣờng khi khẩn cấp (emergency environmental (radiological)

monitoring 緊急時環境放射線モニタリング)

Khi tia phóng xạ hay vật liệu phóng xạ phát ra một cách bất thường do sự cố tại cơ sở hạt nhân

thì Trụ sở chính ứng phó thảm họa, người điều hành cơ sở hạt nhân, v.v... phải cùng phối hợp

thực hiện ứng phó. Trong Giám sát giai đoạn 1, 2 có quy định rõ ràng phương pháp đo lường,

đối tượng, phạm vi, v.v… theo Phương châm quan trắc phóng xạ môi trường khi khẩn cấp

(quyết định năm 1984 của Ủy ban an toàn năng lượng nguyên tử, sửa đổi lần cuối năm 2001).

Giám sát giai đoạn 1 là nắm bắt nhanh chóng tình hình môi trường xung quanh, quyết định biện

pháp an toàn bức xạ cần thiết để bảo vệ an toàn cho người dân sống gần đó. Phương pháp đo

lường đơn giản được sử dụng để nhanh chóng ước lượng lượng nhiễm xạ của người dân.

Giám sát giai đoạn 2 là để đánh giá mức độ ảnh hưởng đến môi trường và người dân trong

vùng bằng cách đo lường trên phạm vi rộng nên yêu cầu tính chính xác cao. Đối tượng chủ yếu

là quá trình và ảnh hưởng, v.v… theo thời gian của vật liệu phóng xạ tích tụ trong môi trường,

lượng tích lũy. Vì vậy, phương pháp đánh giá thông thường thường được sử dụng. Tiến hành

lấy mẫu thí nghiệm môi trường là đối tượng giám sát thông thường để thực hiện quan trắc so

sánh.

Quay lại cuối (back end バック・エンド)

Còn được gọi là dòng chảy xuống (down stream). Là công đoạn cuối cùng của quy trình tái chế

nhiên liệu hạt nhân như tái xử lý, xử lý chất thải, v.v… của các nhiên liệu đã qua sử dụng được

lấy ra từ lò phản ứng.

Quy định nội bộ về an toàn ở các cơ sở hạt nhân (internal regurations for safety at nuclear

facilities (operational safety programs) 保安規定)

Là những quy định nội bộ về việc người thiết lập lò phản ứng hạt nhân hay các cơ sở nhiên liệu

hạt nhân (chẳng hạn như cơ sở gia công nhiên liệu) phải tuân thủ nghiêm ngặt các vấn đề bảo

đảm an toàn như: biện pháp an toàn, bảo vệ, kiểm tra, đề phòng phơi nhiễm cho người thao

tác,v.v.. trong khi vận hành các cơ sở này; theo pháp luật, yêu cầu bắt buộc người thiết lập phải

nộp đơn và được cấp phép của các cơ quan có thẩm quyền.

Radium (Ra) (Radium ラジウム)

Là kim loại màu trắng có hiệu số nguyên tử 88, là đồng vị phóng xạ trong tự nhiên, có điểm

nóng chảy khoảng 7000C, mật độ 5g/cm

3. Có 9 đồng vị và tất cả đều là nuclit phóng xạ. Trong

đó radium 226 (Ra226

) có chu kỳ bán rã là 1.622 năm, nguyên tử này đi vào dãy phân rã phóng

xạ của Urani 238 phân rã tạo tia alpha, phóng ra tia gama mạnh bên cạnh tia alpha và tia beta

trong khi phân rã. (→ Nuclit, radon)

Radon (Rn) (radon ラドン)

Là hạt nhân con của radium, có số nguyên tử là 86, ký hiệu nguyên tố là Rn, là một loại khí

hiếm phóng xạ. Radon 222 có chu kỳ bán rã 3,8 ngày, phóng ra tia alpha và biến đổi thành

polonium 218. Đá hay đất cát cấu tạo đất đai, và những nguyên liệu dùng làm vật liệu xây dựng

có bao gồm một ít radium nên radon được sinh ra do phân rã của radium sẽ sinh ra liên tục từ

đất đai hay vật liệu xây dựng, chúng tồn tại trong đất đá một lượng lớn hơn so với trong phòng

tầng hầm của những tòa nhà lưu thông không khí không tốt. Do tia phóng xạ từ radon và hạt

nhân con vào phổi qua đường hô hấp nên trong những năm gần đây nó đã trở thành vấn đề

nghiêm trọng.

Cho đến nay radon không nằm trong liều lượng phơi nhiễm của bức xạ tự nhiên, nhưng gần

đây việc đánh giá sau khi thêm tia phóng xạ từ radon vào bức xạ tự nhiên trở thành khuynh

hướng thế giới, theo thông cáo của Ủy ban khoa học Liên hiệp quốc thì lượng phơi nhiễm

tương đương của liều lượng hữu dụng do hít radon gây ra trung bình trên thới giới trong 1 năm

là khoảng 1,3 mSv.

Hơn nữa, những suối nước nóng được gọi là nước nóng radium từ xa xưa thường ở khu vực

chủ yếu có một lượng lớn radium. Là nước nóng có nồng độ khí radon sinh ra cao.

Rạn nứt do ăn mòn ứng suất (stress corrosion cracking 応力腐食割れ)

Là hiện tượng nguyên vật liệu bị đứt gãy trong môi trường ăn mòn dù tác động của một lực nhỏ

hơn nhiều so với cấu trúc bền vững. Hiện tượng ăn mòn ứng suất dễ xảy ra khi lực kéo, lực uốn

cong tác động lên những vị trí dễ bị nứt như các mối hàn của đường ống kim loại một lực lớn

hơn một khoảng nhất định nào đó cộng với điều kiện ăn mòn, chẳng hạn như nước có chứa oxy

và ion clo. Hiện tượng này dễ xảy ra tại khu vực gần vị trí hàn của đường ống thép không gỉ

(inox) của lò nước sôi, và các đường ống truyền nhiệt hơi ở lò áp lực, vì vậy các biện pháp cải

thiện như lựa chọn vật liệu tốt, phương pháp xử lý nhiệt/hàn, phương pháp xử lý nước của lò

phản ứng cần được tính đến.

Rào chắn nhân tạo (engineered barrier 人工バリア)

Rào chắn nhân tạo là những vật ngăn cách do con người tạo ra nhằm ngăn ngừa tình trạng thải

phóng xạ tiếp xúc với các mạch nước ngầm hay chất phóng xạ bên trong thải có tính phóng xạ

có thể bị rò rỉ ra bên ngoài trong quá trình xử lý chất thải ra bề mặt đất hoặc địa tầng. Các vật

liệu đông đặc, hộp đựng bằng kim loại hay tường bê tông chính là rào chắn nhân tạo ( xử lý

địa tầng)

Rơi lắng phóng xạ (fallout フォールアウト) （→環境放射線） (→ Bức xạ môi trường)

Sản phẩm hoạt hóa (sản phẩm bị kích hoạt) (activated products 放射化生成物)

Gọi những nguyên liệu cấu tạo lò phản ứng hạt nhân và những tạp chất của nó sau khi biến đổi

thành vật liệu phóng xạ chủ yếu do nơtron sinh ra từ phân hạch hạt nhân là sản phẩm hoạt hóa.

Nguyên tố đặc biệt quan trọng đối với việc bảo vệ tia phóng xạ hay độ phóng xạ bằng các cách

như bảo vệ vận hành lò phản ứng hạt nhân, tẩy xạ và tháo dỡ hay phóng xạ ra môi trường,

v.v… là cobalt 60. Bên cạnh đó còn có các nguyên tố như sắt 55 (chu kỳ bán rã là 2,6 năm),

zirconium 95 (chu kỳ bán rã là 65 ngày), v.v…. Ngoài ra, trong máy gia tốc năng lượng cao,

sản phẩm hoạt hóa của vật liệu cấu tạo, v.v… được sinh ra từ các hạt mang điện năng lượng

cao hay từ tia X, tia gama và nơtron. (→ Chất thải crud)

Sản phẩm phân hạch (fission product 核分裂生成物)

Là tên gọi chung cho các loại hạt nhân sinh ra từ sự phân hạch của urani và plutonium. Phần

lớn các hạt nhân nguyên tử này có tính phóng xạ và nặng khoảng phân nửa so với urani và

plutonium. Bình quân sau khoảng 3 lần phân rã beta hoặc phân rã gama sẽ trở thành các loại

hạt nhân ổn định. (tham khảo bảng dưới đây)

Các sản phẩm phân hạch chính bên trong lò phản ứng hạt nhân

Hạt nhân phóng xạ (chu kỳ bán rã*) Hạt nhân phóng xạ (chu kỳ bán rã

*)

Plutonium I-ốt

83mKr (1,83 tiếng)

131 I (8,1 ngày)

85mKr (4,5 tiếng)

133 I (20,8 tiếng)

85Kr (10,7 năm)

135 I (6,6 tiếng)

87Kr (76 phút) Cesium

88Kr (2,8 tiếng)

134 Cs (2 năm)

Xenon 137

Cs (30 năm)

131mXe (11,9 ngày) Strontium

133mXe (2,3 ngày)

89 Sr (50,6 ngày)

133Xe (5,3 ngày)

90 Sr (29 năm)

135mXe (15,7 phút)

135Xe (9,1 tiếng)

*Tham khảo mục chu kỳ bán rã.

Sievert (Sv) ( Sievert シーベルト) (→放射線の単位）(→Đơn vị bức xạ )

Số khối (mass number 質量数)

Tổng số hạt proton và tổng số hạt nơtron có trong hạt nhân nguyên tử được gọi là số khối. Số

khối cho biết trọng lượng của hạt nhân nguyên tử. Vì so với proton, trọng lượng của electron

khoảng bằng 1/2,000 trọng lượng nguyên tử nên trọng lượng của hạt nhân nguyên tử được xem

là trọng lượng của toàn nguyên tử.

Có trường hợp những nguyên tử thuộc cùng một nguyên tố nhưng số khối lại khác nhau, cho

dù có cùng một số nguyên tử, hay số proton tương đương nhau.

Cũng có trường hợp các nguyên tử cùng một nguyên tố nhưng có số khối khác nhau, cùng một

số nguyên tử, hay số proton tương đương nhau nhưng lại biểu thị số khối khác nhau như: uran

238 ký hiệu là 238

U, uran 235 sẽ là 235

U. (→Chất đồng vị)

Trong cùng một nguyên tố tự nhiên, các nguyên tử có số khối khác nhau sẽ trộn lẫn với nhau

theo một tỷ lệ nhất định (gọi là tỷ lệ tồn tại hay tỷ lệ đồng vị). Có thể xác định được trọng

lượng bình quân ứng với 1 nguyên tử của các nguyên tố dựa vào tỷ lệ đồng vị. Việc biểu thị

trọng lượng bình quân này dưới dạng một giá trị tương đối được gọi là nguyên tử lượng. Do đó,

số khối sẽ là số nguyên, nhưng nguyên tử lượng có số thập phân là chuyện bình thường.

Số nguyên tử (atomic number 原子番号)

Là số hạt proton có trong hạt nhân nguyên tử của nguyên tố. Hydrogen là 1, Urani là 92.

Số

nguyTên

Ký Số

nguyTên

Ký Số

nguyTên

Ký Số

nguyTên K

ý

ên tử nguyên tố hiệu ên tử nguyên

tố

hiệu ên tử nguyên

tố

hiệu ên tử nguyên tố hiệ

u

1 Hydro

H

24 Chromium

Cr

47 Bạc

Ag

70 ytterbium

Yb

2 Helium

He

25 Manganese

Mn

48 Cadmium

Cd

71 Lutetium

Lu

3 Lithium

Li

26 Sắt

Fe

49 Indium

In

72 Hafnium

Hf

4 Beryllium

Be

27 Cobalt

Co

50 Zinn

Sn

73 Tantalum

Ta

5 Boron

B

28 Nickel

Ni

51 Antimony

Sb

74 Tungsten

W

6 Carbon

C

29 Đồng

Cu

52 Tellurium

Te

75 Rhenium

Re

7 Nitrogen

N

30 Zinc

Zn

53 Iodine

I

76 Osmium

Os

8 Oxygen

O

31 Gallium

Ga 54 Xenon Xe

77 Iridium

Ir

9 Fluorine

F

32 Germanium

Ge

55 Cesium

Ce

78 Bạch kim

Pt

10 Neon

Ne

33 Arsenic

As

56 Barium

Ba

79 Vàng

Au

11 Natrium

Na

34 Selenium

Se

57 Lanthanum

La

80 Thủy ngân

Hg

12 Magnesium

Mg

35 Bromine

Br

58 Cerium

Ca

81 Thallium

Tl

13 Aluminum

Al

36 Krypton

Kr

59Praseodymium

Pr

82 Plumbum

Pb

14 Silicon

Si

37 Rubidium

Rb

60Neodymium

Nd

83 Bismuth

Bi

15 Phosphorus

P 38 Strontium Sr

61 Promethium

Pm

84 Polonium

Po

16 Sulphur

S 39 Yttrium Y

62 Samarium

Sm

85 Astatine

At

17 Chlorine

Cl

40 Zirconium

Zr

63 Europium

Eu

86 Radon

Rn

18 Argon

Ar

41 Niobium

Nb

64 Gadolinium

Gd

87 Francium

Fr

19 Kalium

K

42Molybdenum

Mo

65 Terbium

Tb

88 Radium

Ra

20 Calcium

Ca

43 Technetium

Tc

66 Dysprosium

Dy

89 Actinium

Ac

21 Scandium

Sc

44 Ruthenium

Ru

67 Holmium

Ho

90 Thorium

Th

22 Titanium

Ti

45 Rhodium

Rh

68 Erbium

Er

91 Protactinium

Pa

23 Vanadium

V

46 Palladium

Pd

69 Thulium

Tm

92 Uran

U

Sơ tán (evacuation 避難)

Nguy cơ lượng tia phơi nhiễm vượt quá cấp độ quy định có thể xảy ra tùy theo các điều kiện

trong trường hợp tia phóng xạ hay vật liệu phóng xạ thoát ra từ sự cố tại cơ sở năng lượng

nguyên tử, v.v…. Khi đó, nếu lượng tia bức xạ này được phán đoán có thể gây nguy hiểm đến

cho người dân tiếp tục cư trú tại khu vực này thì Trụ sở chính ứng phó thảm họa sẽ ra chỉ thị

lánh nạn như là một biện pháp nhằm làm giảm bớt sự phơi nhiễm bức xạ trong dân cư. Các

hoạt động như vận chuyển hay hướng dẫn, v.v… người đi sơ tán sẽ do cảnh sát, đội phòng vệ,

cơ quan vận tải (công ty xe buýt, v.v…) cùng lên kế hoạch hợp tác và đảm bảo địa điểm sơ tán

cho người dân. Tất cả biện pháp cần thiết cho sinh hoạt của người dân tại địa điểm sơ tán phải

được chuẩn bị chu đáo theo kế hoạch phòng ngừa tai nạn. (→ Trú ẩn trong nhà)

Sóng điện từ (Electro-magnetic wave 電磁波)

Khi điện trường, từ trường biến động tại một điểm trong không gian thì năng lượng biến động

đó sẽ được truyền ra xung quanh bằng tốc độ ánh sáng. Sóng của năng lượng đó chính là sóng

điện từ. Tia gama, tia X, tia tử ngoại, tia quang học, tia hồng ngoại, sóng điện, v.v... là các tia

trong sóng điện từ. Tia X nhân tạo được tạo ra từ ống tia X, sóng điện được tạo ra từ ống tạo

sóng của ống chân không, v.v…. Sóng điện từ bước sóng càng ngắn thì năng lượng càng cao,

sóng điện từ có năng lượng cao thể hiện tính chất như là một phân tử, do đó tia tử ngoại hay tia

gama còn được gọi là lượng tử ánh sáng (photon).

m8x10-7

10-4

k

h

ả

ki

ế

n

10-12

10-11

10-9

10-8

10-7

4x10-7

10-3

10-2

10-1

1 102

103

són

g

trun

g

ngắ

n

sóng

trung

sóng điện

104

bước

sóng 1010-10

sóng

dài

tia

tử

ngoại

truyền

tin

dùng

cho

tàu

thuyền

ra

di

o

tru

yề

n

tin

tia

Xtia

γ

sóng

điện

từ

tia

hồng

ngoại

vi

sóng

sóng

cực

ngắn

són

g

ngắ

n

ứng

dụng

chủ

yếu

đèn

sát

khuẩn

nghiên

cứu

cấu

trúc vật

chất

chẩn

đoán

/

nhìn

thấu

cải tiến

sản

phẩm

/

trị liệu

PHÂN LOẠI SÓNG ĐIỆN TỪ

truyền

tin cự

ly dài

nghiệp

dư

ti

vi

rada

truyền

thanh

điện

thoại

ảnh

hồng

ngoại

Strontium-90 (strontium-90 ストロンチウム 90)

Là một đồng vị phóng xạ (90

Sr) tiêu biểu của stronti có số nguyên tử 38, có chu kỳ bán rã 29

năm và giải phóng tia beta. Strontium có tính chất rất giống với calcium, khi được hấp thụ vào

cơ thể qua đường ăn uống, chất này sẽ đọng và tồn tại rất lâu trong xương. Strontium cũng là

một nuclit phóng xạ được chú ý trong số các sản phẩm phân hạch và hầu hết chất Strontium

trên mặt đất (tích tụ trong đất) đều được sinh ra từ cơn mưa phóng xạ trong quá trình thử

nghiệm bom Hydrô trước đây.

Sử (Ứng) dụng bức xạ (utilization of radiation 放射線の利用)

Tia phóng xạ được sử dụng trong một lĩnh vực rất rộng tuy nhiên khi phân biệt rõ theo phương

pháp sử dụng thì có 2 loại là sử dụng nguyên tố đánh dấu của đồng vị phóng xạ và sử dụng bức

xạ tia phóng xạ.

Sử dụng nguyên tố đánh dấu là trộn sẵn hỗn hợp hoặc các nguyên tố bao gồm các đồng vị nhất

định có trong vật chất, sau đó dựa vào việc truy vết tia phóng xạ từ đồng vị đó bằng máy chỉ thị

để truy vết sự di động của hỗn hợp và nguyên tố nhất định trong vật chất. Không chỉ di động

theo tính chất vật lý này mà nếu làm dịch chuyển một phần của vật chất trộn vào đó bằng đồng

vị biểu diễn sự di động hóa học giống như thế thì có thể làm rõ được đến cả hành vi hóa học

của vật chất. Vật chất có đính kèm bằng đồng vị gọi là hợp chất đánh dấu.

Sử dụng bức xạ là sử dụng các hiện tượng thấm, hấp thu hay phân tán, v.v… của tia phóng xạ

và được ứng dụng trong phạm vi rộng như kỹ thuật, y học hay nông nghiệp, v.v…. Phương

pháp tác dụng này được sử dụng rất phong phú trong lĩnh vực kỹ thuật chẳng hạn như sử dụng

hiệu ứng ion hóa, kích từ bằng tia phóng xạ để cải thiện phẩm chất của các loại plastic, v.v….

Ngoài ra, trong lĩnh vực y tế, nông nghiệp tác dụng này được sử dụng để thực hiện những việc

chẳng hạn như điều trị, khử trùng, sát trùng, cải thiện chất lượng hạt giống, v.v… lợi dụng sự

ảnh hưởng lên sinh vật của tia phóng xạ. Việc sử dụng tia phóng xạ/đồng vị là phương pháp

nghiên cứu không thể thiếu của khoa học kỹ thuật, nó đóng góp rất lớn vào sự phát triển của

văn minh hiện đại. (→ trang tiếp theo, tham khảo phân loại phương pháp sử dụng tia phóng xạ

và đồng vị)

Phân loại phương pháp sử dụng tia phóng xạ và đồng vị

Phương pháp sử dụng Ví dụ (phương pháp, sản phẩm)

Sử

dụng

sự

truy

vết

Truy vết vật lý

Điều tra lưu tốc, lưu lượng; điều tra rò rỉ; điều

tra sự di động của cát tích tụ hay bùn chảy; đo

lường ma sát của máy móc; điều tra tình trạng

môi trường của dầu nhờn; đo lường lượng giảm

của lò nung chảy; phân tích công đoạn

Truy vết hóa học

Sử dụng phân tích hóa học; nghiên cứu cấu trúc

của phản ứng hóa học; quyết định cấu tạo hóa

học; nghiên cứu cơ năng cơ thể sinh vật; nghiên

cứu sinh hóa học; nghiên cứu kỹ thuật di

truyền; nghiên cứu y học; thuốc chẩn đoán

trong cơ thể; thuốc chẩn đoán ngoài cơ thể;

phát triển thuốc mới

Sử

dụng

bức

xạ

Tác dụng

đâm xuyên,

hấp thu,

phân tán

Kiểm soát đo

đạc

Dụng cụ đo: độ dày, bề mặt dung dịch, mật độ,

nồng độ, lượng tuyết, khảo sát tầng đất ngầm,

hơi nước nơtron, lưu huỳnh

Kiểm tra

không phá

hoại

Chụp ảnh tia γ (X); chụp ảnh nơtron

Chẩn đoán

Chụp X quang, nhìn xuyên thấu bằng tia X,

kiểm tra tạo ảnh bằng tia X, chụp CT bằng tia

X, đo mật độ xương

Hiệu ứng

ion hóa,

kích từ

Phát sinh ion

Ống phóng điện biểu thị, ống chân không, phép

sắc ký chất khí, máy thu lôi, thiết bị khử tĩnh

điện, thiết bị báo khói, đèn phóng điện phát

sáng của đèn huỳnh quang

Phát sinh ánh

sáng Sơn tự phát quang

Phân tích Phân tích huỳnh quang tia X, máy đo lưu huỳnh

Tác dụng

hóa học của

tia phóng xạ

Cải thiện

phẩm chất

Dây dẫn điện chịu nhiệt, polyolefin tạo bọt, ống

co nhiệt, sơn làm đông, plastic gia cố, bê tông

polyme, gỗ gia cố

Tác dụng

sinh vật học

Sát khuẩn, sát

trùng, chống

khuẩn

Khử trùng dụng cụ y tế; sát khuẩn thức ăn động

vật vô trùng dùng cho thí nghiệm/dụng cụ kiểm

tra; sát khuẩn thực phẩm; tiêu diệt côn trùng có

hại

Bảo tồn Ngăn chặn nảy mầm, điều tiết độ chín

Nuôi cấy Cải thiện phẩm chất, điều tiết phát triển

Điều trị Điều trị ung thư, điều trị tuyến giáp

Phản ứng

hạt nhân

nguyên tử

Phân tích, điều

trị, điều trị

khối u não

Phân tích nguyên tố vi lượng, phương pháp

truy vết hoạt hóa

Sử dụng nguồn nhiệt Pin đồng vị

Đo lường niên đại Đo lường niên đại các mẫu vật khảo cổ học, địa

chất học

Sự cố đƣa vào độ phản ứng (reactivity initiated accident 反応度事故)

Tỷ lệ F/A của số lượng nơtron sinh ra trong một đơn vị thời gian trong lò phản ứng hạt nhân F

và số lượng triệt tiêu A gọi là hệ số nhân K. Công suất của lò phản ứng hạt nhân tăng lên khi

K>1, giảm xuống khi K<1 và cố định khi K=1. Tỷ lệ (K-1/K) khi đó được gọi là độ phản ứng

của tâm lò. Sự cố công suất tăng đột ngột do độ phản ứng rất lớn, vì một lý do nào đó, được gia

tăng thêm tại tâm lò gọi là tai nạn độ phản ứng. Độ phản ứng cho thấy sự biến đổi phức tạp

thông qua nhiệt độ của nhiên liệu hay chất làm chậm, lượng chất phát sinh do phân hạch hạt

nhân, v.v… nhưng tai nạn độ phản ứng này rất khó xảy ra ở lò nước nhẹ. Các nguyên nhân có

thể xét đến như khi thanh kiểm soát bị rơi ra do hệ số dẫn động thanh kiểm soát bị hỏng, v.v....

Tại Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Nhật Bản có lò nghiên cứu tính an toàn của lò phản ứng

hạt nhân (NSRR), tại đây mối quan hệ tương hỗ giữa độ phản ứng và nhiên liệu sẽ được nghiên

cứu thử nghiệm, và báo cáo kết quả lên thẩm tra an toàn.

Sự cố giả định (hypothetical accident 仮想事故)

Là những sự cố giả định có sự thoát ra của một lượng lớn các vật liệu phóng xạ, nhiều hơn so

với những sự cố nghiêm trọng được dự đoán sẽ xảy ra trong trường hợp xấu nhất đứng trên

phương diện kỹ thuật khi thực hiện kiểm tra độ an toàn của lò phản ứng hạt nhân. Về phương

diện kỹ thuật, việc xảy ra sự cố là điều không thể đoán trước được. Tuy nhiên, đây là một trong

những điều kiện phán đoán khả năng thích ứng về điều kiện vị trí trong phương châm thẩm tra

vị trí của lò phản ứng. Thông qua việc giả định sự cố như vậy để đưa ra yêu cầu về cự ly

khoảng cách đối với khu vực tập trung thưa dân hoặc khu tập trung đông dân cư. Ví dụ giả định

trường hợp ở lò nước nhẹ, những đường ống sơ cấp có đường kính lớn nối trực tiếp với các

thiết bị của lò phản ứng bị vỡ bất ngờ, nước làm mát chảy ra, mặc dù đã có thiết bị làm mát tâm

lò sử dụng khi khẩn cấp hoạt động nhưng nhiên liệu hạt nhân vẫn trong tình trạng nóng chảy.

Sự cố lò phản ứng hạt nhân Chernobyl (Chernobyl nuclear reactor accident チェルノブイ

リ原発事故)

Sự việc bắt đầu từ một vụ nổ nồi hơi lớn vào tháng 4 năm 1986 ở lò phản ứng số 4 của nhà máy

điện Chernobyl cách thành phố Kiev của nước Cộng hòa Ukraina thuộc Liên Xô cũ 130 km về

hướng bắc. Đây được coi là thảm họa hạt nhân tồi tệ nhất trong lịch sử. Thảm họa này xảy ra

khi nguồn cung cấp điện từ bên ngoài bị ngưng, khi đó những người vận hành cố gắng thử

nghiệm xem có thể tạo ra công suất điện là bao nhiêu bằng quán tính của máy phát điện tua-

bin. Trên nguyên tắc, lò phản ứng sản xuất điện ở mức thấp sẽ mất tính ổn định và trở nên nguy

hiểm, khi đó việc vận hành bị cấm. Tuy nhiên, những người điều hành lúc bấy giờ đã vi phạm

quy tắc này. Họ cố gắng thực hiện các thử nghiệm để tăng năng suất bằng cách tắt các hệ thống

dừng tự động lò phản ứng và các hệ thống an toàn, làm cho công suất tăng lên đột biến và gây

ra thảm họa. Tại hầu hết vùng hoạt bị hư hại do các vụ nổ hơi nước gây ra, graphite bốc cháy

dữ dội, một phần công trình bị thổi bay khiến một lượng lớn chất phóng xạ bị rò rỉ ra bên

ngoài. Sự cố này làm 31 người chết (1 người trong số này chết do bị bỏng phóng xạ, 1 người

không rõ tung tích), 237 người nhập viện do bị ảnh hưởng phóng xạ cấp tính. 135.000 người

dân trong phạm vi bán kính 30 km tính từ nhà máy phải sơ tán khỏi khu vực trên. Bức xạ mà

những người dân sống trong khu vực lúc đó bị phơi nhiễm là 16.000 / Sv. Đứng trên quan điểm

mang tính xác suất về những ảnh hưởng do bị nhiễm xạ từ sự cố thì ở toàn bộ khu vực phía tây

của Liên xô cũ (75 triệu người) từ giờ đến khoảng 70 năm sau, các ca ung thư được dự đoán sẽ

tăng 0,05%. Tuy nhiên, có lẽ sẽ rất khó khăn để biết chính xác con số trên thực tế. Chất phóng

xạ bị rò rỉ vào khí quyển đã vượt qua ranh giới của một quốc gia và gây ảnh hưởng cho cả các

quốc gia Châu Âu xung quanh. Ô nhiễm chất phóng xạ đã lan ra trên phạm vi rộng lớn. Ở Nhật

cũng đã phát hiện một lượng rất nhỏ chất phóng xạ như là I-ốt phóng xạ .

Sự cố lò phản ứng hạt nhân Three-Mile Island (Three-mile Island nuclear reactor accident

スリーマイルアイランド (TMI) 原発事故)

Tháng 3 năm 1979, đã xảy ra sự cố lò phản ứng hạt nhân Three-mile Island ở bang

Pennsylvania của Mỹ. Một phần của tâm lò bị nóng chảy và chất phóng xạ bị thoát ra bên

ngoài dẫn đến một bộ phận cư dân sống gần khu vực này phải di tản. Đây là sự cố chưa từng

xảy ra cho tới thời điểm đó.

Bơm cấp nước chính ngừng hoạt động, van của bơm phụ tự động đóng lại, nước không được

đưa đến tâm lò dẫn đến áp suất bên trong lò tăng lên cao. Khi đó mặc dù van giảm áp tự động

của bình điều áp đã được mở và áp lực có giảm xuống, nhưng do van không đóng lại được nên

hệ làm mát vùng hoạt khẩn cấp (ECCS) đã hoạt động.

Tuy nhiên, dù áp lực bên trong lò có giảm xuống nhưng do van giảm áp không đóng nên nhân

viên vận hành đã không phát hiện ra chuyện này. Thêm vào đó, trong quá trình thực hiện dừng

hệ làm mát vùng hoạt khẩn cấp bằng tay đã xảy ra tình trạng nhầm lẫn thao tác hoặc thực hiện

nhiều lần cùng một thao tác, dẫn đến sự cố một phần của vùng hoạt bị nóng chảy. Ngoài ra,

chất làm mát sơ cấp bị ứ đọng trong thùng chứa lò phản ứng bị chuyển đến buồng chứa tạm, vì

vậy I-ốt phóng xạ có trong một lượng nhỏ khí phóng xạ đã thoát ra bên ngoài. Nhiễm xạ của

khoảng 2.160.000 dân cư sống trong phạm vi 80 km tính từ nhà máy phát điện là khoảng 20

người / Sv ( 2,000 người / rem ), với mức độ trung bình thấp nhất khoảng 0,01 mSv và cao nhất

là 1 mSv. Mức độ nhiễm xạ này được kết luận là hoàn toàn không gây ra những ảnh hưởng

nhiễm xạ cho con người như ung thư, v.v… do mức độ nhiễm xạ này nhỏ hơn chênh lệch bức

xạ tự nhiên ở các khu vực trên nước Mỹ.

Sự cố mất nƣớc làm mát (loss of coolant accident 冷却材喪失事故(LOCA))

Là sự cố khi đường ống của hệ thống làm lạnh sơ cấp trong lò phản ứng hạt nhân bị gián đoạn

làm mất mát một lượng lớn chất tải nhiệt. Lúc này, nếu không đưa ra biện pháp một cách

nhanh chóng thì nguy cơ ống cách ly nhiên liệu bị nóng chảy do nhiệt còn lại từ phân hạch hạt

nhân gây ra là có thể xảy ra. Do đó, cần trang bị Hệ thống làm mát lõi khẩn cấp (ECCS) để làm

lạnh tâm lò, ngăn ngừa sự hư hại và nóng chảy của nhiên liệu.

Sự cố nghiêm trọng (major accident 重大事故)

Là những sự cố sử dụng cho việc đánh giá an toàn để cơ quan thẩm tra an toàn quốc gia phán

đoán các điều kiện thiết lập lò phản ứng có phù hợp hay không, và là những sự cố của lò phản

ứng xảy ra ở trường hợp xấu nhất được giả thuyết dựa trên quan điểm kỹ thuật. Ở lò nước nhẹ,

những sự cố như mất nước làm mát, vỡ đường ống dẫn hơi chính, vỡ các đường ống nhỏ của

bình sinh hơi, v.v…được cho là sự cố nghiêm trọng.

Sự cố nhà máy điện hạt nhân (nuclear power plant accident 原子力発電所事故)

Là các sự cố tại nhà máy điện nguyên tử. Thẩm tra an toàn quốc gia có quy định các sự cố phải

được xem xét khi kiểm tra đánh giá tính an toàn của lò nước nhẹ, đánh giá làm rõ mức độ đạt

tiêu chuẩn an toàn đã quy định trong trường hợp xảy ra các sự cố này. Có các sự cố như hiện

tượng bất thường khi vận hành lò phản ứng hạt nhân, sự cố nghiêm trọng, sự cố giả định.

(→Thước đo đánh giá theo tiêu chuẩn quốc tế các hiện tượng ở nhà máy điện nguyên tử)

Sử dụng plutonium nhiệt (pu-thermal utilization (pul-thermal utilization) プルサーマル)

Plutonium nhiệt tận thu từ nhiên liệu đã qua sử dụng là phương án được xem xét sử dụng cho

lò nước nhẹ từ nay cho đến thời điểm có thể hiện thực hóa lò tái sinh nhanh.

Như vậy, việc sử dụng plutonium nhiệt làm nhiên liệu cho lò phản ứng nơtron nhiệt được gọi là

sử dụng plutonium nhiệt (gọi tắt là pul-thermal). Nhiên liệu dùng cho pul-thermal là nhiên liệu

MOX (nhiên liệu dạng oxit hỗn hợp của urani và plutonium). Kế hoạch Chương trình pul-

thermal của Nhật Bản một chính sách có quy trình được tiến hành theo từng giai đoạn như sau:

thực hiện một số thí nghiệm thực chứng → lên kế hoạch quy mô ứng dụng thực tế → sử dụng

chính thức.

Sự khuyếch tán của các vật liệu phóng xạ (diffusion of radioactive materials 放射性物質の

拡散)

Vật liệu phóng xạ phóng ra trong khí quyển hòa trộn với khí quyển, khuếch tán và bị nhạt bớt

đi. Tùy theo đối tượng khuếch tán như hướng gió, tốc độ gió, độ ổn định của khí quyển, v.v…

mà hình thái khuếch tán cũng khác nhau, ngoài ra, sự khác biệt cũng bị chi phối theo khoảng

cách từ địa hình gần với nguồn phóng xạ đến khí tượng địa phương, nơi xảy ra hiện tượng

phóng xạ. Tại nhà máy điện nguyên tử, thực hiện các quan trắc khí tượng liên tục ít nhất trong

1 năm, sử dụng những dữ liệu này để tiến hành đánh giá sự khuếch tán theo thời điểm xảy ra sự

cố và thời điểm vận hành bình thường của nhà máy điện nguyên tử. Gần đây bằng cách sử

dụng máy vi tính, hiện tượng khuếch tán này đã có thể được dự báo trong cả những điều kiện

phức tạp.

Sự phân hạch (Phân hạch hạt nhân) (fission (nuclear fission) 核分裂)

Vì các nguyên tử hạt nhân có độ phân hạch lớn như urani, v.v… có rất nhiều hạt proton và

nơtron, nên khi hấp thụ các nơtron từ bên ngoài chúng sẽ trở nên không ổn định và phân hạch

thành 2 - 3 hạt nhân nguyên tử. Hiện tượng này được gọi là phân hạch hạt nhân.

Urani 235, plutonium 239, v.v… hấp thụ nơtron sẽ phân hạch và tạo ra năng lượng lớn hơn.

Năng lượng hạt nhân này được sử dụng cho nhà máy phát điện nguyên tử.

Cùng với sự phân hạch sẽ có trung bình 2 -3 nơtron được giải phóng ra. Các nơtron này tiếp tục

phân hạch hạt nhân nguyên tử và quá trình này xảy ra liên tiếp gọi là phản ứng dây chuyển

phân hạch hạt nhân. Cơ chế kiểm soát phản ứng dây chuyền được áp dụng ở lò phản ứng hạt

nhân.

Suối nƣớc nóng urani, suối nƣớc nóng radon (radium hot spring, radon hot spring ラジウム

温泉・ラドン温泉) (→ Radon)

Tách nhóm/Chuyển hóa (group separation and transmutation 群分離・核変換処理)

Trong các dung dịch thải nồng độ cao được thải ra sau khi xử lý nhiên liệu đã sử dụng bao gồm

các loại hạt nhân có độ phóng xạ cao nhưng chu kỳ bán rã so ra thấp và những hạt nhân có độ

phóng xạ không cao nhưng chu kỳ bán rã vô cùng dài (như neptunium, americium, v.v… trong

nhóm TRU).

Ngoài ra, còn có họ bạch kim (ruthenium, rhodium, v.v…) và họ những chất có thể sử dụng

làm nguồn bức xạ (strontium 90, cesium 137). Vì vậy, việc nghiên cứu sử dụng thành phần có

ích sau khi phân ly của từng nhóm lợi dụng tính chất khoa học của chúng đang được tiến hành.

Đây gọi là phân ly nhóm. (→ Chất thải TRU)

Đồng thời, kế hoạch biến đổi các loại hạt nhân đã phân ly có chu kỳ bán rã dài thành các loại

hạt nhân ổn định và hạt nhân có chu kỳ bán rã ngắn cũng đang được tiến hành. Đây là xử lý

biến đổi hạt nhân.

Từ quan điểm nguyên liệu hóa chất thải nồng độ cao và nâng cao hiệu quả xử lý này mà phân

ly nhóm/chuyển hóa là một đề tài nghiên cứu có vị trí quan trọng có tên gọi là “Dự án Omega”.

Tải sau hoạt động (load follow operation 負荷追従運転) （→出力調整運転）(→ Điều

chỉnh điện áp dưới tải)

Tái xử lý (reprocessing 再処理)

Việc thực hiện tách urani và putonium có trong nhiên liệu đã qua sử dụng thành sản phẩm phân

hạch bằng phương pháp hóa học để thu hồi lại, được gọi là tái xử lý. Trên thực tế, phương pháp

đang được sử dụng rộng rãi là phương pháp trích xuất dung môi ẩm. Ở Nhật, hiện đang áp

dụng phương pháp xử lý PUREX (phương pháp này là một trong những phương pháp trích

xuất dung môi được sử dụng trong việc tái xử lý nguyên liệu hạt nhân).

Ở phương pháp này, nhiên liệu đã qua sử dụng được hòa tan trong dung dịch axit nitric, cho

dung môi hữu cơ vào, trích xuất urani và plutonium, phân ly thành sản phẩm phân hạch. Sau đó

sẽ tách urani và plutonium thông qua việc lặp lại nhiều lần việc trích xuất và nghịch trích xuất.

Vì công việc tái xử lý phải làm việc dưới bức xạ cao, cho nên toàn bộ máy móc thiết bị được

đặt trong những phòng nhỏ được cách ly bức xạ, mọi hoạt động vận hành máy móc đều được

điều khiển từ xa. (→Tái chế nhiên liệu hạt nhân)

Tâm lò (reactor core 炉心)

Gọi bộ phận trung tâm của thùng lò phản ứng có bố trí bó nhiện liệu bên trong thùng áp suất lò

phản ứng là vùng hoạt. Vùng hoạt có cấu tạo từ vật chất cấu tạo đi kèm với bó nhiên liệu, thanh

điều khiển, chất làm chậm hay chất tải nhiệt.

Tẩy xạ (decontamination 汚染除去)

Là phương pháp khử vật liệu phóng xạ trên quần áo, cơ thể, vật dụng, máy móc thiết bị, v.v…

có dính vật liệu phóng xạ. Có các cách như giặt, tắm rửa toàn bộ cơ thể, cọ, chà rửa, khử nhiễm

bằng chất hóa học (sử dụng dung môi hữu cơ, axit, kiềm), v.v….

Tẩy xạ và tháo dỡ (Decommissioning デコミッショニング) （→原子炉の廃止措置）

(→ Tẩy xạ và tháo dỡ)

Tẩy xạ và tháo dỡ (Decommissioning 廃炉) （→原子炉の廃止措置）(→ Tháo dỡ và kết

thúc hoạt động)

Tẩy xạ và tháo dỡ (decommissioning 廃止措置（廃炉）) （→原子炉の廃止措置）(→

Tháo dỡ và kết thúc hoạt động)

Tẩy xạ và tháo dỡ (decommissioning 原子炉の廃止措置(廃炉))

Đây là biện pháp xử lý các lò phản ứng hạt nhân đã hết thời gian sử dụng, đưa về trạng thái an

toàn. Có 3 phương pháp thực hiện là quản lý đóng kín, che chắn ngăn cách và tháo rời. Lò

nước nhẹ của Nhật khi kết thúc hoạt động được quản lý đóng kín trong vòng từ 5~10 năm, sau

đó được tháo rời hoàn toàn. Lò thí nghiệm phản ứng công suất (JPDR) của Sở nghiên cứu năng

lượng nguyên tử Nhật Bản bị tháo rời bằng biện pháp tẩy xạ và tháo dỡ (năm 1996). Kế hoạch

này được thực hiện theo hiệp định hợp tác của OECD/NEA và IAEA. (→Hủy lò)

Thải bỏ trong tầng đất nông (shallow-ground disposal 浅地中処分)

Là một trong các phương pháp xử lý cuối cùng đối với chất thải rắn phóng xạ. Chất thải được

chôn vùi bên trong tầng đất nông so với mặt đất.

Thải phóng xạ (radioactive waste 放射性廃棄物)

Thải phóng xạ được phân biệt rõ thành 2 loại là một lượng lớn chất thải có tính phóng xạ thấp

sinh ra đồng thời khi nhà máy điện nguyên tử vận hành và một lượng nhỏ thải phóng xạ hoạt

độ cao sinh ra tại nhà máy tái xử lý. Tại Nhật Bản, hiện tại chất thải phóng xạ cấp thấp được

bảo quản một cách an toàn sau khi xử lý bằng phương pháp đốt nén, cô đặc đóng rắn, v.v... tại

các cơ sở tương ứng. Sau đó, về cơ bản, những vật chất này được xử lý theo hướng chôn lấp và

dịch vụ chôn lấp này được Công ty (CP) Nihon Gennen bắt đầu kinh doanh tại Trung tâm xử lý

chất thải phóng xạ cấp thấp ở làng Rokkasho, tỉnh Aomori từ tháng 12 năm 1992. Ngoài ra, về

cơ bản, thải phóng xạ hoạt độ cao được xử lý thành trạng thái an toàn (thể thủy tinh rắn), và

cuối cùng xử lý tiêu hủy địa tầng sau khi lưu trữ hạ nhiệt trong khoảng 30 - 50 năm. (→ Trung

tâm xử lý chất thải phóng xạ cấp thấp, thải phóng xạ hoạt độ cao)

Thải phóng xạ hoạt độ cao (high level radioactive waste 高レベル放射性廃棄物)

Là chất thải lỏng có tính phóng xạ rất cao bao gồm các nguyên tố actinoid như nguyên tố siêu

urani, sản phẩm phân hạch, v.v… được phân ly bằng chiết suất dung môi khi tái xử lý nguyên

liệu đã qua sử dụng. Trong quá trình phân rã, các chất phóng xạ sẽ tiếp tục tỏa ra nhiệt độ cao

trong một thời gian dài nên trước hết cần cho vào thùng phuy 2 lớp phòng ngừa rò rỉ một cách

toàn diện, vừa làm mát vừa lưu trữ trong thời gian dài để làm giảm tương đối hoạt độ phóng xạ.

Tiếp theo, đông cứng bằng thủy tinh borosilicat rồi cho vào khuôn thép không rỉ (cabinet), sau

khi lưu trữ mát trong khoảng thời gian từ 30~50 năm thì bước cuối cùng thực hiện là chôn, xử

lý trong tầng đất sâu. (→thủy tinh hóa)

Thải phóng xạ rắn đƣa trở về sau khi tái xử lý từ nƣớc ngoài (returned solidified wastes

from the overseas reprocessing 返還廃棄物)

Thải phóng xạ hoạt độ cao sinh ra do việc tái xử lý nhiên liệu đã sử dụng mà Công ty Điện lực

Nhật Bản đã ủy thác cho công ty BNF của Anh và GOGEMA của Pháp lần lượt được gởi trở

lại Nhật Bản. Đó là thải phóng xạ rắn đưa trở về sau khi tái xử lý từ nước ngoài. Được cho vào

và đóng chặt trong thùng chứa có chắn ở dạng thể thủy tinh rắn.

Thẩm định cấp phép cơ sở hạt nhân (licensing review of nuclear facilities 安全審査)

Với sự hợp tác của các chuyên gia đầu ngành, các cấp có thẩm quyền tiến hành thẩm tra thiết

kế bằng cách cuộc thẩm tra thực hiện nhằm xác nhận độ an toàn theo quy định của pháp luật

trên cả hai phương diện khoa học và an toàn môi trường, cũng như xác nhận độ an toàn trong

điều kiện vận hành thông thường và khi gặp sự cố. Bộ trưởng Bộ Công thương chịu trách

nhiệm thẩm tra nhà máy điện nguyên tử, Bộ trưởng Bộ Giáo dục, Văn hóa, Thể thao, Khoa học

L

ò

h

ạt

n

h

â

n

T

ái

x

ử

lý

Th

ủy

tin

h

hó

a

T

ồ

n

tr

ữ

Xử

lý

tro

ng

lòn

g

đất

1

triệ

u

kw

30

tấ

n

/

nă

m

30

m3

30

thanh,

1~2

kw /

thanh

30

thanh,

vài

trăm w /

thanh

Nhiê

n

liệu

đã

qua

sử

dụng

Chất

thải

có

tính

phón

g

xạ

cao

Chất

rắn

thủy

tinh

Chất

rắn

thủy

tinh

Cách nghĩ cơ bản về biện pháp xử lý chất thải có tính

phóng xạ cao

và Kỹ thuật hoặc Bộ trưởng Bộ Đất đai, Cở sở hạ tầng, Giao thông vận tải và Du lịch chịu trách

nhiệm thẩm tra các cơ sở loại khác. Quan trọng là Ủy ban an toàn năng lượng nguyên tử cần

thực hiện thẩm tra an toàn lại lần thứ hai.

Thanh điều khiển (control rod 制御棒)

Được chế tạo bằng các vật liệu dễ hấp thụ nơtron như boron, cadmium, v.v... Thanh điều khiển

có dạng hình trụ, tấm, v.v… có vai trò kiểm soát công suất của lò phản ứng. Khi các thanh điều

khiển được thả xen hoàn toàn vào vùng các thanh nhiên liệu, thì rất nhiều nơtron bị hấp thụ và

làm ngừng phản ứng phân hạch, từ đó có thể kiểm soát được công suất của lò phản ứng. Có

nhiều loại thanh điều khiển như thanh điều khiển dạng thô, thanh điều khiển chính xác, thanh

an toàn, v.v... Nếu đưa thanh an toàn vào, lò phản ứng sẽ ngừng lại.

Thành phản xạ (reflector 反射材)

Để sử dụng nơtron sinh ra khi phân hạch hạt nhân bên trong lò phản ứng hạt nhân một cách

kinh tế, thành phản xạ được sử dụng để tạo một lượng lớn nơtron tại bộ phận tâm lò, thành

phản xạ dễ phản xạ nơtron, làm bằng vật chất khó hấp thu, trả nơtron tại tâm lò sau khi phản xạ

với nơtron hướng ngoại. Vật chất này được gọi là thành phản xạ. Có các loại như berylium,

than chì, zirconium, v.v.... Lò kiểm tra vật liệu (JMTR) sử dụng berylium kim loại và nước

cũng đóng vai trò là thành phản xạ.

Thanh sát hạt nhân (safeguards 保障措置)

Là những phương pháp kỹ thuật được thực thi nhằm ngăn ngừa việc sử dụng vật chất hạt nhân

chế tạo vũ khí hạt nhân. Theo Hiệp ước không phổ biến vũ khí hạt nhân (NPT), giữa các quốc

gia thành viên và IAEA cùng ký kết Hiệp ước Thanh sát hạt nhân, theo Hiệp ước này vật chất

hạt nhân và cơ sở liên quan có trong quốc gia đó là những đối tượng được thực thi theo Hiệp

ước này. Tại Nhật Bản, do có Quy chế Thanh sát hạt nhân nội bộ nên việc thanh sát hạt nhân

của IAEA được thực thi thông qua việc giám sát các hoạt động dựa trên Quy chế Thanh sát hạt

nhân nội bộ mà Chính phủ Nhật Bản đang thực thi. Các phương pháp kỹ thuật của thanh sát hạt

nhân lấy việc quản lý đo lường vật chất hạt nhân làm cơ bản, cùng các phương pháp hổ trợ như

đóng kín (niêm phong, v.v...) và quản lý (bằng camera hay tivi, v.v...). Sau đó quốc gia này và

IAEA cùng xác nhận những chi chép quản lý đo lường này và thực hiện kiểm tra để xem xét

tình trạng đóng kín/quản lý. Hơn nữa, các cơ sở hạt nhân sử dụng nhiên liệu hạt nhân phải gửi

báo cáo về phương pháp thực hiện việc thanh sát hạt nhân và thiết kế cơ sở lên IAEA trước khi

bắt đầu hoạt động, và cần thiết phải có sự đồng ý về phương pháp thực thi thanh sát hạt nhân.

Việc kiểm tra cũng được thực thi trước khi cơ sở đi vào hoạt động hay khi vận chuyển số lượng

lớn vật chất hạt nhân. Tại Nhật Bản có Trung tâm quản lý vật chất hạt nhân hoạt động với vai

trò là tổ chức hỗ trợ nghiệp vụ thanh sát hạt nhân quốc gia, thực hiện xử lý thông tin liên quan

đến vật chất hạt nhân hay hỗ trợ thanh tra và phát triển kỹ thuật thanh sát hạt nhân, hơn nữa

trung tâm còn tiến hành kiểm tra, v.v… hệ thống bảo vệ thực thể (vật liệu và cơ sở hạt nhân).

Thanh tra (inspection 査察)

Các cơ sở năng lượng hạt nhân có lượng Chất làm nhiên liệu hạt nhân vượt hơn so với lượng

quy định, sẽ bị Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Quốc tế (IAEA) thanh tra. Thông qua việc

thanh tra sẽ xác minh Chất làm nhiên liệu hạt nhân đang sử dụng có phục vụ ngoài mục đích

hòa bình hay không. Khi thực hiện điều tra, sẽ thực hiện xác minh việc khai báo thông tin về

lượng nguyên nhiên liệu đang sử dụng và tồn kho trong sổ sách có thống nhất và chính xác hay

không, ở các niêm phong trên máy móc thiết bị và các camera giám sát có điều gì bất thường

hay không.

Có các loại thanh tra như: thanh tra thông thường, thanh tra đặc biệt, thanh tra theo chỉ định.

Thiết bị cột bằng than hoạt tính (dùng để hấp thụ chất khí) (charcoal column unit 活性炭

式希ガスホールドアップ装置)

Than hoạt tính có tính năng hấp thụ các khí hiếm như krypton, xenon, v.v… và giữ lại trong

một khoảng thời gian dài. Các thiết bị sử dụng tính năng này sẽ cho khí thải đi qua những ống

dài chứa đầy than hoạt tính và làm giảm khả năng bức xạ do vật liệu phóng xạ bị giữ lại trong

một thời gian dài trong ống này.

Thiết bị điều khiển từ xa chất phóng xạ (magic-hand マジックハンド)

Là dụng cụ làm cho vật liệu phóng xạ xoay chuyển, di động,v.v... bằng thao tác từ xa. Là một

loại máy đảo phôi (manip), được sử dụng trong xà lim nóng, v.v…, nó được nghiên cứu để đạt

được sự vận động gần giống như sự vận động tay hay ngón tay của người thao tác thông qua cơ

cấu truyền động của dây điện, đòn bẩy và ròng rọc, v.v... truyền đến thiết bị như tay người từ

xa. (tham khảo ảnh ở trang tiếp theo)

Thiết bị đo phóng xạ bên trong cơ thể (human counter ヒューマンカウンタ) （→体外計

測法） (→Phương pháp đo lường bên ngoài cơ thể)

Thiết bị kiểm soát tay chân, quần áo (hand foot cloth monitor ハンド・フット・クロスモ

ニタ)l

Là thiết bị kiểm tra sự ô nhiễm bề mặt trên tay chân hay quần áo khi đi ra từ khu vực quản lý

tia phóng xạ. Thiết bị có thể kiểm tra đồng thời độ ô nhiễm trên cả hai tay hai chân.

Thiết bị tái hợp (recombiner 再結合器)

Khi nước làm mát của lò phản ứng được phân giải, bức xạ ở phần tâm lò sẽ tạo ra hydro và

oxy. Nếu những khí này bị tồn trữ lâu sẽ có nguy cơ gây nổ, vì vậy cần có thiết bị tái hợp làm

cho hydro trở lại trạng thái nước. Nhôm oxit được sử dụng làm chất xúc tác cho quá trình này.

Ở lò nước nhẹ, khi nhiệt độ của ống nhiên liệu vượt quá 1.000 độ C do sự cố mất nước làm

mát, hơi nước sẽ phản ứng với ống nhiên liệu và tạo ra một khối lượng lớn khí hydro. Vì vậy,

máy tăng nhiệt được sử dụng như một thiết bị tái hợp, hoạt động nhằm mục đích ngăn ngừa

phát nổ do sự tồn trữ của khí hydro này.

Thông báo đến cộng đồng khi có sự cố hạt nhân (public information in nuclear emergency

緊急時の住民への情報伝達)

Việc thông báo thông tin đến dân cư khi khẩn cấp cần được thực hiện một cách nhanh chóng và

nhất quán để đảm bảo người dân hành động một cách trật tự, ngăn ngừa tình trạng hỗn loạn.

Vì thế, ở từng giai đoạn quan trọng ứng phó thảm họa, thông tin được truyền đạt thông qua

người có trách nhiệm do chính quyền địa phương chỉ định.

Nội dung truyền đạt cần thiết có thể khác nhau tùy theo từng đối tượng. Chỉ thị, truyền đạt,

v.v… đối với người dân sống quanh vùng có cơ sở hạt nhân do thành phố, quận/huyện,

phường/xã trực tiếp thực hiện như dùng đài phát thanh vô tuyến, hữu tuyến, dùng xe quảng

cáo, v.v… lặp lại nhiều lần thông báo một cách ngắn gọn, dễ hiểu. Ngoài ra, với tàu bè, v.v…

thì sử dụng điện thoại vô tuyến dùng cho ngành ngư nghiệp, hay kêu gọi sự giúp đỡ của lực

lượng gìn giữ an ninh trên biển, v.v…. Trường hợp muốn truyền đạt đến phạm vi rộng hơn, hay

giải thích chi tiết thì Trụ sở chính ứng phó thảm họa của nhà nước, thành phố, quận/huyện,

phường/xã có thể nhờ sự giúp đỡ của đài truyền hình, đài phát thanh.

Không chỉ dùng một cách mà phải phối hợp thực hiện nhiều cách với nhau khi truyền đạt thông

tin.

Thông lƣợng nơtron (neutron flux 中性子束密度 )

Là số lượng hạt nơtron đi qua tiết diện của các hạt nhân đó ứng với đơn vị thời gian (cm-2

s-1

).

Thori (Thorium トリウム)

Là kim loại màu xám bạc (mật độ 11,7), số nguyên tử 90, số hiệu nguyên tố Th, nóng chảy ở

1.7500C. Th

232 là nguyên tố phóng xạ tự nhiên phân rã alpha, và sẽ phân rã beta và trở thành

urani 233 có tính phân hạch khi hấp thu nơtron. Lò phản ứng nhân nơtron nhiệt dùng nhiên liệu

hệ uran-thori cũng có khả năng tạo urani 233 có tính phân hạch này.

Thùng (thùng vận tải) hoặc (Container vận chuyển) (cask (transport vessel) キャスク（輸

送容器）)

Là thùng vận chuyển dùng khi vận chuyển vật liệu phóng xạ. Vật liệu phóng xạ bao gồm từ

nguồn nguyên liệu hạt nhân có độ phóng xạ thấp, nhiên liệu mới cho đến những vật chất có độ

phóng xạ rất cao như nhiên liệu đã sử dụng, nên tiêu chuẩn kỹ thuật cần được xây dựng tương

ứng với tính chất của từng loại chất đựng trong thùng. Độ phóng xạ của chất đựng trong thùng

được phân thành 4 loại theo thứ tự từ yếu đến mạnh là Loại L, Loại IP, Loại A, Loại B. Loại IP

gồm có loại IP-1, IP-2, IP-3. Ngoài ra, Loại B gồm có loại BM, BU. Thùng được trang bị chức

năng che chắn tia phóng xạ, độ kín, chức năng làm lạnh và độ bền cấu tạo, độ an toàn giới hạn

và được chứng nhận đánh giá an toàn theo tiêu chuẩn quốc tế.

Thùng chứa (containment vessel 格納容器) （→原子炉格納容器） (→ thùng chứa lò phản

ứng)

Thùng chứa lò phản ứng (reactor containment vessel 原子炉格納容器)

Là thùng chứa thiết bị năng lượng nguyên tử quan trọng như lò phản ứng và hệ thống làm mát.

Thùng lò phản ứng có tính chất kín khí và chịu được áp lực cao, được thiết kế với mục đích

đóng kín không cho chất phóng xạ rò rỉ ra khỏi lò phản ứng khi xảy ra sự cố năng lượng hạt

nhân. Thường được làm bằng thép nhưng gần đây những sản phẩm bằng bê-tông cũng được sử

dụng.

(→Lò áp lực, Lò nước sôi)

Thùng lò phản ứng (reactor pressure vessel 原子炉圧力容器)

Là thùng thép chắc chắn chứa vùng hoạt của lò phản ứng hạt nhân. Ở lò nước nhẹ, phần bên

trong gồm có nguyên liệu hạt nhân, thanh điều khiển, chất làm mát sơ cấp (nước nhẹ), khi vận

hành nhiệt độ và áp lực bên trong lò sẽ trở nên rất cao. Thùng này tiếp xúc với bên ngoài bằng

một ống to và chắc chắn. Thùng lò được chứa bên trong thùng chứa. (→Thùng chứa lò phản

ứng)

Thùng vận tải (transport vessel 輸送容器)

Thuốc ổn định iot (thuốc dùng đồng vị iot bền) (stable iodine pill ヨウ素剤)

Từ sự cố phát sinh tai nạn nhà máy phát điện nguyên tử, thuốc ổn định iot (thuốc dùng đồng vị

iot bền) được phân phát trong trường hợp người dân sinh sống ở khu vực lân cận có nguy cơ hít

vào lượng lớn nguyên tố iodine phóng xạ. Thuốc ổn định iot (thuốc dùng đồng vị iot bền) là

hợp chất hóa học (potassium iodide) của nguyên tố iodine ổn định (nguyên tố iodine thông

thường không có tính phóng xạ), thuốc này có tác dụng giữ nguyên tố iodine không phát ra tia

phóng xạ tập trung tại tuyến giáp.

Nhằm cố dịnh dung lượng đối với nguyên tố iodine của tuyến giáp, giúp giới hạn lượng iodine

phóng xạ ở một lượng nhỏ ngay cả trong trường hợp bị hấp thụ nguyên tố iodine phóng xạ vào

cơ thể. Ngoài ra, ngay cả sau khi đã hấp thụ nguyên tố iodine phóng xạ, nếu được uống thuốc

ổn định iot (thuốc dùng đồng vị iot bền) trong vòng một vài giờ thì vẫn có hiệu quả trong việc

giúp thải ra nguyên tố iodine phóng xạ. Chính quyền địa phương tại nơi xảy ra sự cố phải

chuẩn bị thuốc ổn định iot (thuốc dùng đồng vị iot bền) và cho người dân uống theo chỉ thị của

Hội sở ứng phó thảm họa trong trường hợp xấu nhất.

Thủy tinh hóa (vitrification ガラス固化)

Là một trong những phương pháp xử lý thải phóng xạ hoạt độ cao và thường được sử dụng

trong thực tế. Pha trộn nguyên liệu thủy tinh với dung dịch thải có tính phóng xạ cao tạo thủy

tinh nóng chảy ở nhiệt độ trên 1.000oC. Rót thủy tinh vào bình đựng hình trụ tròn bằng thép

không gỉ gọi là khuôn canister, đông cứng lại sẽ trở thành thủy tinh đông cứng. Về mặt hóa học

thủy tinh rất ổn định nên có tác dụng nhốt chặt chất thải phóng xạ trong thời gian dài. Ở giai

đoạn hiện nay, đây là kỹ thuật thích hợp nhất để xử lý các chất thải phóng xạ cao. Thể tích thủy

tinh đông cứng sinh ra tương ứng với 1 tấn nhiên liệu sử dụng là khoảng từ 100 - 150 lít.

Tia alpha (alpha ray アルフア線 (α 線))

Là các hạt mang điện tích dương được tạo thành bởi 2 proton và 2 nơtron sinh ra do sự phân rã

hạt nhân nguyên tử. Chúng giống với các hạt của hạt nhân nguyên tử Heli. Khả năng đâm

xuyên của tia Alpha rất yếu, trong không khí chỉ truyền được khoảng vài cm và có thể bị chặn

lại bằng một tờ giấy mỏng. Tuy nhiên, do tác dụng ion hóa của nó rất mạnh, nên mức độ ảnh

hưởng phóng xạ bên trong cơ thể là rất lớn (gấp khoảng 20 lần tia gama) một khi vật chất có

tính phóng xạ tạo ra tia alpha thẩm thấu vào bên trong cơ thể.

Các nguyên tố như radium, randon, plutonium, v.v.... giải phóng tia alpha.

(Phân trã alpha từ radium 226, tham khảo hình vẽ dưới đây)

Tia beta (β) (beta ray ベータ線(β 線))

Tia beta là nguyên tử tốc độ cao được phóng ra từ hạt nhân nguyên tử do sự phân hủy của hạt

nhân nguyên tử, có cả thành phần có sự tích điện - (tia β) và thành phần của điện tử có sự nạp

điện + (gọi là điện tử dương, pozitron) (tia β+). Lực thấm qua thì mạnh hơn tia alpha. Tùy theo

loại hạt nhân tia beta phóng ra mà có sự chênh lệch năng lượng của tia beta. Nói chung là dừng

tại ở khoảng vài mm nhôm hay plastic. Mặt khác trong trường hợp của phơi nhiễm bên trong,

tác động gây ra trên cơ thể con người là lớn hơn tia gama nhưng không lớn giống như tia alpha.

Tia gama (gamma ray ガンマ線（γ 線）)

Là một trong các tia phóng xạ phóng ra từ hạt nhân nguyên tử. Với tính chất không ổn định,

trong nhiều trường hợp sau khi phân rã phóng xạ, giải phóng tia alpha và tia beta, các hạt nhân

nguyên tử này tiếp tục phát ra sóng điện từ để đạt mức ổn định hơn. Sóng điện từ phát ra khi

này là tia gama. Tia gama là tia được sinh ra trong quá trình chuyển đổi hạt nhân nguyên tử từ

trạng thái không ổn định sang trạng thái ổn định, có tính chất giống như tia X. Tác dụng điện từ

của tia gama gây ảnh hưởng đến sinh vật lớn hơn so với tia alpha và tia beta ở khả năng đâm

xuyên nên cần che chắn bằng bê-tông hay lớp chì dày. Cobalt 60, Cesium 137, v.v… phóng ra

tia gama. (→ tia X, các loại bức xạ, phân rã)

Tia vũ trụ (cosmic ray 宇宙線)

Là các tia phóng xạ có năng lượng cao phóng vào trái đất từ không gian. Trong tia vũ trụ sơ

cấp có khoảng 87% là hạt proton, 12% là helium ion, còn lại là các hạt nặng. Khi tia vũ trụ sơ

cấp này xuyên qua khí quyển nó sẽ phản ứng với các hạt nhân nguyên tử của ôxy, nitơ, cacbon,

v.v… trong không khí tạo ra tia vũ trụ thứ cấp như là electron năng lượng cao, photon và

nơtron, v.v…. Ngoài ra nó còn phản ứng nguyên tử với các vật chất có trong không khí và tạo

ra vật liệu phóng xạ (ví dụ như triti, cacbon 14 và berili 7, v.v…).

Bình quân 1 năm mặt nước biển nhận khoảng 0,35 mSv tia phóng xạ từ tia vũ trụ. Lượng bức

xạ nhận được từ tia vũ trụ tăng theo độ cao.

Tia X (X ray エックス(Ｘ)線)

Các hạt electron bên ngoài của hạt nhân nguyên tử khi ở trạng thái không ổn định tạm thời

(trạng thái kích thích), sẽ gây ra bức xạ và chuyển sang trạng thái ổn định. Bức xạ phát ra tại

thời điểm đó có hình dạng chữ X nên được gọi là tia X. Ngoài ra, khi các electron tốc độ cao va

chạm với các nguyên tử sẽ tạo ra tia X và ngưng chuyển động. Vì vậy tia X này được gọi là tia

X hãm tốc. Cách làm phát sinh tia X này khác với phương pháp làm phát sinh tia gama từ bên

trong hạt nhân nguyên tử. Tuy nhiên, chúng là những sóng điện từ có cùng một tính chất.

Vì tia X được sử dụng cho việc chẩn đoán ở bệnh viện là tia X hãm tốc, có năng lượng thấp

hơn so với tia gama nên khả năng xâm nhập thấp hơn. Việc sử dụng tia X để chụp X quang có

thể cho chúng ta thấy rõ hình ảnh của xương và cơ bắp trong cơ thể người. (-> tia gama)

Tiết diện phản ứng (cross section 断面積)

Là hằng số thể hiện mức độ dễ gây ra phản ứng của phản ứng hạt nhân. Đơn vị là b (barn), 1b =

10-24

cm2 .

Tiêu chí đánh giá theo tiêu chuẩn quốc tế cấp độ tai nạn ở nhà máy điện hạt nhân

Cấp độ

Ví dụ

tham

Tiêu chuẩn

Tiêu chuẩn 1 :

Ảnh hưởng

bên ngoài

Tiêu chuẩn 2 :

Ảnh hưởng bên

trong

Tiêu chuẩn 3:

Suy giảm

phòng vệ chiều

sâu

khảo

Sự

cố

7

Tai nạn

Rất

nghiêm

trọng

Chất phóng xạ

rò rỉ ra bên

ngoài nghiêm

trọng. Chất

phóng xạ rò rỉ

ra bên ngoài

tương đương

khoảng vài

chục nghìn

Terra

becquerel

Lò phản

ứng số 4

cùa nhà

máy phát

điện hạt

nhân

Chernobyl

(năm

1986)

6

Tai nạn

Nghiêm

trọng

Là tai nạn lớn.

Chất phóng xạ

rò rỉ ra bên

ngoài khá

nhiều. Chất

phóng xạ rò rỉ

ra bên ngoài

tương đương

khoảng vài

nghìn đến vài

chục nghìn

Terra

becquerel

5

Tai nạn đi

cùng với

ảnh hưởng

ra bên

ngoài

Một lượng

tương đối chất

phóng xạ rò rỉ

ra bên ngoài .

Tâm lò phản

ứng và tường

chắn bức xạ bị

phá hỏng

nghiêm trọng

Lõi lò phản ứng bị

tổn hại nghiêm

trọng

Lò phản

ứng số 2

cùa nhà

máy phát

điện hạt

nhân

Three-

Mile

Island

(năm

1979)

4

Tai nạn

Không đi

cùng với

ảnh hưởng

đáng kể ra

bên ngoài

Một lượng

nhỏ chất

phóng xạ rò rỉ

ra bên ngoài .

Mức độ phơi

nhiễm khoảng

vài mSv đối

với cá nhân

trong cộng

đồng

Lõi lò phản ứng bị

tổn hại khá nghiêm

trọng / Lượng

nhiễm xạ gây chết

nhân viên bên trong

cơ sở

Sự cố nhà

máy điện

hạt nhân

Saint

Laurent(n

ăm 1980)

Nhà máy

chế tạo

nguyên

liệu

Tokai-

Mura

(năm

1999)

Hiện

tượng

bất

thường

3

Sự cố

nghiêm

trọng

Một lượng rất

nhỏ chất

phóng xạ rò rỉ

ra bên ngoài .

Mức độ phơi

nhiễm khoảng

vài mSv đối

với cá nhân

trong cộng

đồng

Bên trong bị ô

nhiễm nghiêm

trọng bởi chất

phóng xạ / lượng

phơi nhiễm ở mức

gây ra các ảnh

hưởng cấp tính

Mất phòng vệ

chiều sâu

Sự cố

cháy nổ

các thiết

bị xử lý

làm cứng

nhựa

đường

( năm

1997)

Sự cố nhà

máy điện

hạt nhân

Van de los

(năm

1989)

2.

Hiện tượng

bật thường

Bên trong bị ô

nhiễm khá nghiêm

trọng bởi chất

phóng xạ / lượng

phơi nhiễm vượt

quá mức giới hạn

cho phép trong một

năm theo quy định

Phòng vệ chiều

sâu bị suy yếu

Sự cố ở

lò phản

ứng số 3

nhà máy

điện hạt

nhân

Leningrad

(năm

1992)

Sự cố vỡ

ống truyền

ở lò phản

ứng số 2

của nhà

máy điện

Quang

Tây(năm

1991)

1

Bất

thường

Sai lệch khỏi

phạm vi giới

hạn vận hành

Dưới

mức

đánh

giá

o.

Dưới mức

đánh giá

0+

Sự

cố

gây

ảnh

hưởn

g đến

an

toàn

0-

Sự

cố có

liên

quan

đến

an

toàn

Không thuộc đối

tượng đánh giá

Hiện tượng không ảnh hưởng gì đến

vấn đề an toàn

. Sv là đơn vị thể hiện mức độ ảnh hưởng của bức xạ lên cơ thể người.

Sự cố không đáng kể về mặt an toàn

. Bq là đơn vị thể hiện lượng chất phóng xạ.

. Ba tiêu chuẩn đánh giá là kết quả đánh giá những hiện tượng ở mức cao nhất tương ứng đối

với từng cấp độ.

Tiêu chuẩn phóng thích vật liệu phóng xạ (Tiêu chuẩn quản lý rò rỉ phóng xạ) (criteria for

release of radioactive materials 放出管理基準)

Để liều lượng tiếp nhận của người dân xung quanh cơ sở năng lượng nguyên tử, v.v… không

vượt quá giá trị liều lượng mục tiêu đối với con người, phải quy định giá trị mục tiêu của lượng

phóng ra từ các cơ sở của vật liệu phóng xạ và giá trị giới hạn, sau đó thực hiện quản lý vận

hành. Giá trị này còn được gọi là giá trị tiêu chuẩn phóng ra. Thông thường các quy định về

bảo an thường được quy định trong quy định nội bộ. (→ Quy định bảo an)

Tiêu chuẩn quản lý an toàn bức xạ môi trƣờng (criteria for environmental radiation

protection 環境管理基準)

Là tiêu chuẩn được quy định nhằm thực hiện một cách hiệu quả việc quản lý tia phóng xạ, bao

gồm tiêu chuẩn quản lý môi trường làm việc và tiêu chuẩn quản lý môi trường quanh cơ sở hạt

nhân.

Tiêu chuẩn quản lý môi trường làm việc quy định các tiêu chuẩn về liều lượng tương đương

trong khu vực quản lý, mật độ bề mặt, giới hạn trên của nồng độ năng lượng phóng xạ trong

không khí, phương pháp thực hiện trong khu vực quản lý, biện pháp bảo hộ, v.v… sao cho

người làm việc trong môi trường phóng xạ không phải chịu tia phóng xạ trên mức giới hạn cho

phép. Vì thế trong khu vực quản lý phải thực hiện giám sát bức xạ cá nhân cùng giám sát môi

trường làm việc.

Tiêu chuẩn quản lý môi trường xung quanh thực hiện quản lý để liều lượng phóng xạ và nồng

độ năng lượng phóng xạ trong không khí, v.v… theo giới hạn liều lượng phóng xạ và giá trị

tiêu chuẩn phóng xạ chung không vượt quá các giá trị này.

Tính an toàn sẵn có (inherent safety 固有の安全性) （→自己制御性）（→Hệ thống tự

điều chỉnh）

Tính chất của tia bức xạ (properties of radiations 放射線の性質)

Tính chất chung của tia phóng xạ bao gồm hiệu ứng ion hóa, tác dụng huỳnh quang, tác dụng

chiếu ảnh, khả năng đâm xuyên, v.v..., tuy nhiên độ mạnh yếu của các loại bức xạ khác nhau

tùy theo chủng loại, năng lượng của tia phóng xạ. Các tính chất này được ứng dụng trong quan

trắc và sử dụng tia phóng xạ.

Hiệu ứng ion hóa là hiện tượng năng lượng của tia phóng xạ xảy ra khi tác dụng lên electron

trong nguyên tử. Nguyên tử tạo thành vật chất có các electron mang điện tích dương, và âm

duy trì trạng thái trung tính về điện tích, tuy nhiên khi electron bị búng ra do năng lượng của tia

phóng xạ thì electron mang điện tích âm sẽ bị văng ra ngoài, do đó sẽ chỉ còn lại nguyên tử

mang điện tích dương (ion dương). Ngoài ra, khi thêm electron vào sẽ tạo thành nguyên tử

mang điện tích âm (ion âm). Hiện tượng này được gọi là điện ly hay là ion hóa. Cứ như thế, tác

dụng tạo ion của tia phóng xạ được gọi chung là hiệu ứng ion hóa.

Ngoài ra, khi năng lượng của tia phóng xạ ảnh hưởng đến nguyên tử thì sẽ không có hiện tượng

biến đổi thành hạt nhân nguyên tử mà trạng thái năng lượng của electron sẽ tăng cao và trở nên

bất ổn định. Đây là hiện tượng được gọi là sự kích từ. Nguyên tử sẽ ở trạng thái kích động nhất

thời nhưng nếu năng lượng kích từ được phóng ra dưới dạng sóng điện từ (tia X hay ánh sáng)

thì electron sẽ quay trở lại trạng thái ổn định ban đầu.

Tác dụng huỳnh quang là tác dụng phát sáng khi các vật chất đã định như là plastic hay chất

lỏng, v.v… bao gồm kẽm sunfua, sodium iodide, vật chất huỳnh quang va chạm với tia phóng

xạ, khi đó electron sẽ hấp thu năng lượng của tia phóng xạ và được kích từ quay trở lại trạng

thái ban đầu.

Tác dụng chiếu ảnh là hiện tượng hắc hóa kết tinh của nguyên liệu cảm quang trên bộ phận va

chạm với tia phóng xạ, xảy ra khi tia phóng xạ gặp chất cảm quang của hình ảnh và biến đổi

tính chất hóa học của chất cảm quang. Tác dụng chiếu ảnh là mấu chốt giúp phát hiện tia phóng

xạ. Hiện tại, tác dụng này đang được sử dụng cho liều kế dùng phim.

Khả năng đâm xuyên thì càng nhỏ khi tác dụng của vật chất đối tượng va chạm với tia phóng

xạ càng lớn, và càng lớn khi tác dụng của vật chất đối tượng càng nhỏ. Do các tác dụng như

trên mà tia phóng xạ bị tiêu hao năng lượng và trở nên yếu đi. Các vật chất có tia phóng xạ như

thế này được quy định tùy theo các loại bức xạ và năng lượng, không phân biệt là bức xạ tự

nhiên hay bức xạ nhân tạo.

Bản chất Số khối Điện tích

Tác dụng

chiếu

ảnh

Tác

dụng

huỳn

h

quan

g

Hiệu

ứng

ion

hóa

Khả

năng

đâm

xuyên

Tia alpha (tia

α)

Hạt nhân

nguyên tử

helium

4

Điện tích

dương

2

Lớn Lớn Lớn Nhỏ

Tia beta (tia

β) Electron

000.2

1

Điện tích

âm

Trung

bình

Trun

g

bình

Trung

bình

Trung

bình

Quán tính

và Tác

dụng Loại

Tia gama

Tia X

Sóng điện

từ không không Nhỏ Nhỏ Nhỏ Lớn

Nơtron 1 không Nhỏ Nhỏ Nhỏ Lớn

Tổ chức Hợp tác và Phát triển Kinh tế/Cơ quan Năng lƣợng Hạt nhân (OECD/NEA 経済

協力開発機構・原子力機関)

Được thành lập với tên gọi OECD/ENEA (Tổ chức hợp tác và phát triển kinh tế/Cơ quan năng

lượng nguyên tử châu Âu) vào năm 1957. Năm 1972 cả các quốc gia ngoài phạm vi Châu Âu

cũng tham gia và phát triển thành tổ chức như hiện nay. IAEA (Cơ quan Năng lượng Nguyên

tử Quốc tế) đã ký thỏa thuận hợp tác với CEC (Ủy ban cộng đồng các quốc gia châu Âu) nhằm

thúc đẩy hợp tác quốc tế, hỗ trợ quốc tế, phát triển kỹ thuật, dịch vụ thông tin, v.v… theo tiêu

chí năng lượng hạt nhân đóng góp cho sự phát triển kinh tế. Euro Mick (công ty tái chế của

châu Âu) và Harden Project (nghiên cứu thí nghiệm nhiên liệu hạt nhân) là liên doanh của

OECD/NEA, và hiện đang hỗ trợ 6 dự án quốc tế như an toàn lò phản ứng hạt nhân, xử lý chất

thải, tẩy xạ và tháo dỡ, xử lý khử chất phóng xạ/phân ly các loại hạt nhân, v.v…. Có 27 quốc

gia liên minh tham gia tổ chức này, ngoài các quốc gia Châu Âu còn có các quốc gia phát triển

khác như Nhật, Mỹ, Canada, Australia, v.v.…

Tới hạn (criticality 臨界)

Là trạng thái khi tập trung lượng (lượng tới hạn) mang Chất làm nhiên liệu hạt nhân giúp phản

ứng dây chuyền do phân hạch hạt nhân vẫn có thể duy trì dù không có bức xạ nơtron từ bên

ngoài. Kéo thanh điều khiển sau khi nạp nhiên liệu mới vào lò phản ứng hạt nhânsẽ tạo ra phản

ứng dây chuyền hạt nhân, tuy nhiên trạng thái phản ứng dây chuyền diễn ra liên tục mặc dù đã

bỏ nguồn nơtron trong lò phản ứng gọi là “lò phản ứng đã đạt đến tới hạn”.

Trạm quan trắc (monitoring station モニタリングステーション)

Là các địa điểm quan trắc tia phóng xạ không người được bố trí xung quanh cơ sở năng lượng

hạt nhân nhằm giám sát môi trường. Đo lường các yếu tố như nồng độ vật liệu phóng xạ trong

không khí, tỷ lệ liều lượng không gian hay liều lượng tích trữ, v.v.... (→ Khảo sát điểm cố

định)

(ion exchange イオン交換)

Là hiện tượng ion có trong pha lỏng đổi chỗ với ion có trong vật thể trao đổi ion. Có 2 loại trao

đổi ion là trao đổi ion dương và trao đổi ion âm. Phương pháp trao đổi ion là một quá trình gồm

các phản ứng hóa học đổi chổ được thực hiện giữa các ion hòa tan trong thể lỏng, v.v… và các

ion không hòa tan trong nhựa trao đổi ion, v.v…. Phương pháp này được sử dụng nhằm hấp thụ

các ion trong vật chất có tính phóng xạ trong pha lỏng và triệt tiêu các ion trong vật thể trao đổi

ion. Quá trình trao đổi ion này được tận dụng để tinh chế/lọc nước làm mát trong lò phản ứng

hạt nhân và làm sạch nước thải có tính phóng xạ, v.v….

Nhựa trao đổi ion hữu cơ với thành phần chính là sterol thường được sử dụng nhiều trong các

vật thể trao đổi ion. Các khoáng chất xốp, nhẹ như đất sét, khoáng sét bentonit, vecmiculit,

v.v… cũng có tác dụng trao đổi ion.

Triti (Tritium トリチウム（三重水素）)

Là đồng vị phóng xạ của nguyên tố hydrogen tạo thành từ hạt nhân nguyên tử có 1 proton, 2

nơtron, ký hiệu là H3 nhưng thường được dùng với ký hiệu là T. Triti cũng được tạo ra bằng

việc gây bức xạ deuterium (D) hoặc gây ra phân hạch hạt nhân bên trong lò phản ứng. Những

chất như litium, v.v… khi cho phản ứng hạt nhân với nơtron cũng tạo ra triti. Triti sinh ra từ

bức xạ vũ trụ nên cũng tồn tại trong thế giới tự nhiên. Triti có chu kỳ bán rã 12 năm, giải phóng

tia beta rất yếu và phần lớn khuếch tán trong tự nhiên dưới dạng nước. Triti có trong nước thải,

khí thải của các lò phản ứng hạt nhân hay cơ sở tái xử lý, v.v…. Phản ứng tổng hợp hạt nhân

của deuterium và triti là phản ứng tổng hợp hạt nhân dễ xảy ra nhất. (→ Đồng vị, Máy

Tokamak)

Triti (Đồng vị nặng của Hidro) ( tritium 三重水素 ) （→トリチウム）(→TRITIUM)

Trú ẩn trong tòa nhà đúc bê tông (sheltering in a cocrete building コンクリート屋内退避)

(→indoor sheltering) 屋内退避) (→Che chắn)

Trụ sở chính ứng phó thảm họa (headquarters of disaster prevention 災害対策本部 )

Là tổ chức đưa ra các quyết định và thực thi các đối sách ngăn ngừa và giải quyết trong

trường hợp phát sinh sự cố tại các cơ sở năng lượng hạt nhân và gây ra tình trạng khẩn cấp liên

quan đến năng lượng nguyên tử (trường hợp ở Nhật). Các trụ sở ứng phó thảm họa được thành

lập trên khắp các tỉnh thành, quận huyện, phường xã, cùng liên kết với nhau để thực thi hoạt

động ứng phó thảm họa. Ở cấp quốc gia, thủ tướng chính phủ với tư cách là người đứng đầu trụ

sở chính, có nhiệm vụ tuyên bố tình trạng khẩn cấp về năng lượng hạt nhân và đưa ra các đối

sách ứng phó thảm họa năng lượng hạt nhân. Ở các tỉnh thành, quận huyện, phường xã, công

tác ứng phó thảm họa sẽ do người đứng đầu ở tỉnh, quận huyện, phường xã chỉ đạo thực hiện

thông qua việc chỉ đạo các nhân viên của các tổ chức có liên quan, cảnh sát, nhân viên cứu hỏa,

v.v… thực hiện các hoạt động cần thiết. (→Hệ đối phó khẩn cấp)

Trung tâm bên ngoài cơ sở hạt nhân (off site center オフサイトセンター)

Là “cơ quan phản ứng nhanh ứng cứu các trường hợp khẩn cấp” được bố trí gần với các cơ sở

hạt nhân trên toàn quốc (Nhật) theo Luật về các biện pháp ứng phó đặc biệt đối với thảm họa

năng lượng nguyên tử.

Khi phát sinh tình trạng khẩn cấp, trung tâm bên ngoài cơ sở hạt nhânsẽ là nơi tổ chức Hội nghị

thống nhất biện pháp đối với thảm họa năng lượng nguyên tử, tại đây quốc gia, chính quyền địa

phương, các doanh nghiệp sẽ cùng gặp nhau, chia sẻ thông tin liên quan, thống nhất nhận định

của các bên, từ đó đưa ra các biện pháp một cách nhanh chóng và chính xác. Trung tâm được

quy định về các điều kiện về cơ sở vật theo sắc lệnh của cơ quan có thẩm quyền như không

cách địa điểm hoạt động của cơ sở hạt nhân quá 20 km, đảm bảo phương tiện giao thông cần

thiết khi triệu tập các bên có liên quan (máy bay trực thăng, v.v…), trang bị đầy đủ cơ sở vật

chất thông tin liên lạc (hệ thống họp hội nghị truyền hình, v.v…), trang bị phòng chuyên môn

ngăn ngừa thảm họa hạt nhân, có những thiết bị lưu trữ và bảo quản tài liệu liên quan cần thiết,

v.v….

Tỷ lệ hoạt động theo thời gian (availability factor 時間稼働率)

Tỷ lệ liều chiếu xạ (suất liều chiếu) (exposure rate 照射線量率) （→放射線の単位） (→

Đơn vị bức xạ)

Tỷ lệ liều lƣợng (suất liều) (dose rate 線量率)

Là liều bức xạ tương ứng với đơn vị thời gian. Lượng bức xạ bị hấp thụ được gọi là tỷ lệ liều

hấp thụ. Những đơn vị hiện tại đang được sử dụng như là Gray / giờ (Gy/h), Micro gray / giờ

(μGy/h), v.v… Các đơn vị được sử dụng khi đo lường bức xạ theo vị trí là Sievert / giờ (Sy/h),

Milisievert / giờ (mSv/h), v.v…

Tỷ lệ sử dụng thiết bị (hệ số sử dụng) (capacity factor (utilization factor) 設備利用率) （→

稼働率）(→ Tỷ lệ hoạt động)

Tỷ số đồng vị (Isotopic ratio 同位体比) （→同位体、質量数）(→ Đồng vị, số khối)

Tỷ suất vận hành (availability factor 稼働率)

Là giá trị thể hiện công suất vận hành thực tế của nhà máy phát điện nguyên tử, bao gồm tỷ lệ

hoạt động theo thời gian và tỷ lệ sử dụng thiết bị.

Tỷ lệ hoạt động theo thời gian thể hiện tỷ lệ phần trăm trên thời gian hoạt động trong thời gian

1 năm (8,760 tiếng) của nhà máy phát điện.

Tỷ lệ sử dụng thiết bị là tỷ lệ lượng điện năng được phát ra trên thực tế với công suất quy định

của nhà máy phát điện x 8.670 tiếng. Tỷ lệ sử dụng thiết bị cần phải đạt khoảng 70% theo kết

quả kiểm tra định kỳ.

Urani (uranium ウラン)

Là nguyên tố cuối cùng trong các nguyên tố có trong bảng tuần hoàn các nguyên tố hóa học có

trong tự nhiên. Ký hiệu là U, số nguyên tử là 92. Urani tự nhiên trong kim loại có màu bạc

trắng, là kim loại nặng có tỷ trọng 18,8 và có điểm nóng chảy là 1,133. Urani tự nhiên được tạo

thành từ 3 đồng vị phóng xạ do tia alpha tạo ra là urani 238 (99,275%), 235 (0,720%), 234

(0,005%). Vì urani 235 dễ hấp thu nơtron nhiệt và gây ra phân hạch hạt nhân nên được sử dụng

làm nhiên liệu cho lò phản ứng hạt nhân. Urani 238 hấp thụ nơtron trở thành plutonium 239 có

thể sử dụng làm nhiên liệu hạt nhân.

Urani 233 không tồn tại trong tự nhiên, nhưng có thể tạo ra bằng cách cho thori 232 hấp thụ

nơtron. Vì urani 233 dễ hấp thu nơtron nhiệt và gây ra phân hạch hạt nhân nên có thể sử dụng

làm nhiên liệu hạt nhân. Ngoài ra, có thể nhân số lượng lên khi sử dụng nơtron nhiệt vào giai

đoàn này. Tuy nhiên, so với urani 235 và plutonium 239, urani 233 có nhiều bức xạ gama hơn,

vì vậy cần chú ý phơi nhiễm bức xạ khi sử dụng.

Urani đioxit (Uranium dioxide 二酸化ウラン)

Là oxit của urani, UO2. Các viên nhiên liệu được ép tạo hình từ Urani đioxit dạng bột rồi nung

cứng bằng nhiệt độ cao được sử dụng làm nhiên liệu cho lò nước nhẹ. (→ Nhiên liệu hạt nhân)

Urani hexaflorua (UF6) (uranium hexafluoride 六フッ化ウラン（ＵＦ６）)

Là một loại flouride của urani ở thể rắn, màu trắng tại nhiệt độ 200C. Urani hexaflorua

chuyển thành thể lỏng không màu ở áp suất không khí 1,5, nhiệt độ 640C. Sử dụng thể khí của

urani hexaflorua khi làm giàu urani bằng phương pháp khuếch tán hoặc phương pháp tách ly

tâm. Nó không phản ứng với oxygen và không khí khô nhưng có phản ứng với một ít nước có

trong hơi ẩm và tạo thành hydrogen fluoride. Hydrogen fluoride có tính ăn mòn rất mạnh nên

việc ngăn ngừa hơi ẩm cho thùng chứa urani hexaforua (bombe) hay các thiết bị thao tác là rất

quan trọng. (→ Làm giàu uranium)

Uranium nghèo (depleted urani 減損ウラン)

Khi tái xử lý nhiên liệu đã qua sử dụng thì thu được urani có tỷ lệ urani 235 thấp hơn urani

thuần chất trước khi sử dụng. Đây gọi là uranium nghèo. Uranium nghèo được hình thành khi

thực hiện làm giàu đồng vị urani, có tỷ lệ urani 235 thấp hơn urani thiên nhiên khoảng 0.7%,

nhưng uranium nghèo lại có tỷ lệ urani 235 cao hơn urani thiên nhiên khoảng từ 1~0.8%.

(→uranium nghèo)

Uranium nghèo (depleted uranium 劣化ウラン)

Làm giàu uranium từ nguyên liệu urani tự nhiên đã qua sử dụng sẽ tạo thành urani tự nhiên có

hàm lượng thấp hơn urani 235 bên cạnh urani có hàm lượng cao hơn (uranium giàu) hàm lượng

của urani 235 (khoảng 0,7%) ở giai đoạn đầu. Đó là uranium nghèo. Trong làm giàu uranium,

do lợi nhuận đem lại khi hàm lượng urani 235 nguyên liệu dưới 0,3% - 0,2% thấp nên thường

không được sử dụng. Lúc này urani đó được gọi là nồnhg độ chất thải. (→ Uranium nghèo)

Uranium thiên nhiên (Natural uranium 天然ウラン)

Là urani được hòa trộn từ urani 235 và urani 238 với tỷ lệ giữ nguyên trong thiên nhiên

(khoảng 0,7% urani 235, khoảng 99,3% còn lại là urani 238). Trong trường hợp lò phản ứng

hạt nhân lấy nhiên liệu là urani thiên nhiên thì nước nặng hoặc graphite sẽ được sử dụng làm

chất làm chậm. (→ Urani)

Ủy ban an toàn bức xạ quốc tế (ICRP) (nuclear safety commission 原子力安全委員会)

(Ở Nhật) Là ủy ban phụ trách chuyên môn về cơ chế an toàn trong sử dụng năng lượng nguyên

tử kể từ khi thực hiện sửa đổi bổ sung một phần Luật cơ bản về năng lượng nguyên tử, được

thành lập vào năm 1978. Ủy ban thực hiện tái kiểm tra (ダブルチェック) thẩm tra an toàn,

quy chế an toàn, v.v… do các cơ quan hành chính thực hiện, có thẩm quyền tổ chức những

buổi lắng nghe ý kiến công khai, ngoài ra, ủy ban còn có quyền yêu cầu báo cáo các nội dung

quan trọng đến các cơ quan hành chính dựa trên quy chế an toàn và thực hiện đánh giá một

cách thống nhất. Ủy ban gồm 5 người do Bộ trưởng bổ nhiệm với sự đồng ý của Quốc hội.

Ủy ban Bảo vệ Bức xạ Quốc tế (ICRP) (International Commission on Radiological

Protection 国際放射線防護委員会)

Là ủy ban chuyên môn hóa cao mang tầm cỡ quốc tế (tổ chức phi chính phủ) được thành lập

năm 1950 trên cơ sở kế thừa từ Ủy ban quốc tế về an toàn tia X・radium được thành lập và

hoạt động từ năm 1928. Từ năm 1956, tổ chức này đã đưa ra những khuyến cáo về các tiêu

chuẩn mang tính quốc tế liên quan đến an toàn bức xạ. Những khuyến cáo cơ bản đầu tiên nhất

được đưa ra vào năm 1958 (Publication 1) và gần đây nhất là năm 1990 (Publication 60).

Những khuyến cáo này không mang tính chất ép buộc, nhưng có ảnh hưởng lớn đối với các

quy định có trong luật pháp của các quốc gia và các tổ chức quốc tế. Các hoạt động về an toàn

bức xạ hạt nhân trên toàn thế giới đều được thực hiện dựa trên các khuyến cáo của ICRP. Cả

những tiêu chuẩn an toàn bức xạ của Nhật cũng được thiết lập và áp dụng dựa trên sự tham

khảo và nghiên cứu các khuyến cáo của ICRP.

Ủy ban Khoa học Liên hiệp quốc về ảnh hƣởng của phóng xạ nguyên tử (UNSCEAR 国連

科学委員会)

Là ủy ban điều tra ảnh hưởng của tia phóng xạ được thành lập vào năm 1955 dựa trên nghị

quyết của Đại hội đồng Liên hợp quốc. Ban đầu ủy ban này thực hiện điều tra những ảnh

hưởng của các phân tử phóng xạ rơi xuống mặt đất từ các vụ thử bom nguyên tử đến cơ thể con

người, nhưng sau đó mở rộng hoạt động theo hướng điều tra về sử dụng năng lượng hạt nhân vì

mục đích hòa bình. Tổ chức này thực hiện gửi báo cáo định kỳ hàng năm và công bố những

báo cáo liên quan đến những chủ đề đặc biệt khác. Đặc biệt, những báo cáo về tiêu chuẩn chất

phóng xạ trong môi trường, đánh giá nguy cơ ảnh hưởng (hiệu ứng) cơ thể, gây tổn hại về mặt

di truyền, phát sinh ung thư, v.v… từ các tác động của bức xạ của tổ chức này được đánh giá

rất cao. Ngoài ra, ở báo cáo năm 1988 tổ chức này thực hiện đánh giá bức xạ tự nhiên trên toàn

thế giới, bao gồm luôn cả ảnh hưởng của radon. Những đánh giá này được tham khảo ở khắp

các quốc gia trên toàn thế giới. Hiện tại trên thế giới có 21 quốc gia tham gia tổ chức này, trong

đó có cả Nhật bản.

Ủy ban Năng lƣợng Nguyên tử Nhật Bản (Japan Atomic Energy Commission 原子力委員

会)

Thực thi theo kế hoạch các chính sách của nhà nước liên quan đến năng lượng nguyên tử dựa

trên Luật cơ bản về năng lượng nguyên tử của Nhật Bản. Là cơ quan cố vấn cho Thủ tướng,

được thành lập bởi văn phòng thủ tướng vào năm 1956 với mục đích quản lý một cách dân chủ

các cơ quan hành chính năng lượng nguyên tử.

Có quyền lên kế hoạch, bàn bạc, quyết định các vấn đề nghiên cứu, phát triển và sử dụng năng

lượng hạt nhân. Thủ tướng phải tôn trọng các quyết định này. Trên thực tế đây là cơ quan quyết

định cao nhất liên quan đến sách chính năng lượng nguyên tử.

Van xả áp ( pressure relief value 圧力逃し弁)

Là van an toàn dùng để giảm áp lực bên trong lò, van tự động mở ra khi áp lực bên trong lò

phản ứng hạt nhân tăng quá cao và tự động đóng lại khi áp lực đã giảm xuống. Ở lò áp lực, van

được gắn vào dụng cụ điều áp. Ở lò nước sôi van an toàn xả hơi nước chính được gắn thay thế

cho van xả áp lực.

Vật liệu chỉ thị sinh học (biological index materials 指標生物)

Là những sinh vật đại diện trở thành đối tượng đo phóng xạ cùng với quá trình thực hiện quan

trắc môi trường xung quanh cơ sở hạt nhân. Thông thường, những sinh vật tích tụ chất phóng

xạ, độ làm giàu lớn và dễ chiết xuất sẽ được chọn để đo chỉ tiêu.

Ngoài ra, cả những sinh vật phân bố rộng rãi trên toàn quốc và có ích cho việc so sánh giữa các

khu vực với nhau cũng được gọi là vật liệu chỉ thị sinh học. Con trai biển, rong nho hay thông

lá kim là những sinh vật thường hay được chọn.

Vật liệu phân hạch (fissile material 核分裂性物質)

Là những vật liệu dễ bị phân hạch. Phân hạch sinh ra do các phản ứng với nơtron và là nhiên

liệu cho lò phản ứng hạt nhân. Urani 233, urani 235, plutonium 239, v.v… là những vật liệu

phân hạch.

Vật liệu phóng xạ (radioactive material 放射性物質)

Có những vật chất phát ra tia phóng xạ khi hạt nhân nguyên tử phân rã và biến đổi thành hạt

nhân nguyên tử ổn định hơn trong trường hợp thành phần bên trong của hạt nhân nguyên tử của

nguyên tố đó không ổn định. Những vật chất như thế được gọi là vật liệu phóng xạ. Có những

trường hợp các loại hạt nhân nguyên tử (đồng vị) có độ phóng xạ khác nhau về số khối mặc dù

nguyên tố là giống nhau, các loại bức xạ, năng lượng, chu kỳ bán rã cũng vì vậy mà rất đa

dạng. (→ Đồng vị)

Có những vật liệu phóng xạ tồn tại trong tự nhiên và có những loại do con người tạo ra. Trên

các tài liệu như báo chí, v.v… thường gọi vật liệu phóng xạ là độ phóng xạ.

Vật liệu phóng xạ tự nhiên (natural radioactive materials 自然放射性物質)

Còn được gọi là đồng vị phóng xạ tự nhiên hoặc hạt nhân phóng xạ tự nhiên. Là nguyên tố

đồng vị phóng xạ tồn tại trên trái đất từ rất lâu. Vì vật liệu phóng xạ tự nhiên tồn tại từ khi trái

đất được hình thành và có chu kỳ bán rã tương đương với tuổi của trái đất, nên ngay tại thời

điểm hiện tại nó không hề có dấu hiệu giảm đi mà vẫn tiếp tục tạo ra bức xạ không ngừng

(urani và kalium 40, v.v…) Ngoài ra, nó còn được gọi là nguyên tố đồng vị phóng xạ được tạo

ra bởi phản ứng hạt nhân với tia vũ trụ có ở môi trường xung quanh và trên trái đất (Triti,

Cacbon 14, v.v…).

Vị trí quan trắc (monitoring post モニタリングポスト)

Là máy dò tia phóng xạ được cố định trên mặt đất, bố trí xung quanh cơ sở năng lượng hạt

nhân nhằm giám sát môi trường. (→ Khảo sát điểm cố định)

Viên nhiên liệu (Pellet ペレット) （→核燃料）(→ Nguyên liệu hạt nhân)

Vỏ bọc nhiên liệu (Fuel cladding 燃料被覆管)

Là vỏ làm bằng kim loại dùng để bít kín các viên nhiên liệu Urani đioxit của nhiên liệu hạt

nhân. Được dùng để lấy nhiệt sinh ra từ nhiện liệu hạt nhân với hiệu suất cao, nén Chất làm

nhiên liệu hạt nhân hay thành phẩm phân hạch hạt nhân, bảo vệ thực thể (vật liệu và cơ sở hạt

nhân) khỏi chất tải nhiệt. Theo đó, vật liệu có các đặc điểm như truyền nhiệt tốt, không hấp thu

nơtron, không bị chất tải nhiệt ăn mòn. Zircalloy thường được sử dụng tại lò nước nhẹ. Các

kiểm tra nghiêm ngặt được thực hiện nhằm ngăn vật liệu phóng xạ rò rỉ ra bên ngoài cũng như

việc xuất hiện các lỗ hổng cực nhỏ (lỗ kim). (→ Zircalloy, nhiên liệu hạt nhân)

Xà lim nóng (hot-cell ホットセル)

Là căn phòng hay vật có cấu tạo dạng hộp có tấm chắn dày để thao tác, sử dụng một cách an

toàn những vật liệu phóng xạ có độ hoạt độ phóng xạ cao. Việc thao tác, sử dụng vật liệu

phóng xạ được thực hiện từ xa bằng thiết bị điều khiển chất phóng xạ từ xa sau khi quan sát

bằng mắt thường qua cửa trong suốt làm bằng kính flint trên smặt tường che chắn.

Xe giám sát bức xạ di động (carborne survey 走行サーベイ)

Là xe giám sát có trang bị các thiết bị đo lường tia phóng xạ, hoạt động như một thiết bị quan

trắc môi trường xung quanh các cơ sở hạt nhân. Thiết bị này vừa di chuyển trong một phạm vi

rộng, vừa thực hiện đo tỷ lệ liều chiếu trong không gian (lượng phóng xạ tương ứng với thời

gian của không gian). Những phương tiện di chuyển được trang bị các máy móc và thực hiện

các phương pháp đo lường như thế này được gọi chung là thiết bị đo lường bức xạ di động.

Xenon (xenon キセノン) （→希ガス）（→rare gas）(→ khí hiếm)

Xử lý chất thải lỏng (liquid waste treatment 液体廃棄物の処理)

Chất lỏng có nồng độ rất thấp các vật liệu phóng xạ như nước rửa, nước tạp, v.v… trong số

các chất thải lỏng thải ra từ nhà máy điện nguyên tử được đo nồng độ vật liệu phóng xạ và xác

minh độ an toàn sau khi lọc sẽ được pha loãng với nước biển đã làm mát bình ngưng, rồi cho

chảy ra biển. Đa phần các chất lỏng khác, sau khi loại bỏ vật liệu phóng xạ bằng bộ lọc tính

năng cao hoặc nhựa trao đổi ion, v.v… sẽ được sử dụng lại ở lò phản ứng hạt nhân. Những chất

lỏng có nồng độ vật liệu phóng xạ cao được chưng cất cô đặc bằng thiết bị chưng cất và nước

cất sẽ được tái sử dụng. Phần bã còn lại (chất lỏng cô đặc) sẽ được cho vào thùng phuy, làm

cứng bằng xi măng và nhựa đường để tạo thành chất thải cứng.

Xử lý chất thải rắn (solid waste treatment 固体廃棄物の処理)

Trong số các loại chất thải rắn thải ra từ nhà máy điện hạt nhân, những chất thải có hoạt độ

phóng xạ cao như bộ lọc đã qua sử dụng, nhựa trao đổi ion sẽ được dồn vào các thùng phuy sau

khi đã được lưu trữ một khoảng thời gian dài để làm giảm hoạt độ phóng xạ. Những chất thải

phóng xạ rắn có chứa tạp chất khác có hoạt độ phóng xạ thấp như giấy, vải, v.v… sẽ thực hiện

đốt bằng lửa. Ngoài ra, những chất thải rắn không cháy được như kim loại sẽ được nén lại và

dồn vào thùng phuy và được bảo quản trong kho lưu trữ chất thải rắn phóng xạ. (→Xử lý chất

thải lỏng)

Xử lý chất thải thể khí (off-gas treatment 気体廃棄物の処理)

Chất thải khí phát ra từ nhà máy điện nguyên tử qua bộ lọc có tính năng cao (hay bộ lọc

HEPA) sẽ loại bỏ được bụi bặm có trong đó. Tuy nhiên, những khí hiếm có tính phóng xạ

không thể loại bỏ bằng bộ lọc nên những khí này sẽ được trữ trong một thời gian dài trong các

thùng đã được làm suy giảm khả năng phóng xạ để làm suy yếu khả năng phóng xạ bằng thiết

bị giữ lại khí hiếm dạng than hoạt tính trước khi xả ra ngoài. Khí hiếm có tính phóng xạ hầu hết

có chu kỳ bán rã ngắn do đó nên chờ phân rã phóng xạ và xả ra khi tính năng phóng xạ đã suy

yếu còn 1/10.000. Khi đó, chỉ xả ra sau khi đã đo nồng độ chất phóng xạ và kiểm tra an toàn.

(→ xử lý chất thải dạng lỏng)

Xử lý địa chất (geological disposal 地層処分)

Là một trong những phương pháp xử lý thải phóng xạ hoạt độ cao. Hiện trường xử lý được xây

dựng bên trong lòng đất ổn định, có độ sâu trên 500m so với mặt đất. Chất thải được xử lý và

lưu trữ vĩnh cửu cách ly với môi trường sống của con người. Chất thải được thủy tinh hóa và

được dồn kín vào các thùng chứa bằng inox và được xử lý bên trong lòng đất. Đây được gọi là

rào chắn nhân tạo. Ngoài ra, vì chất thải được chôn sâu trong lòng đất ở những nơi có mạch

nước ngầm ít, có đá cứng và đất sét ổn định, nên cho dù chất phóng xạ có rò rỉ cũng sẽ được

hấp thụ và phong tỏa bởi lớp đất đá được gọi là lớp bảo vệ tự nhiên này.

Y học hạt nhân (nuclear medicine 核医学)

Là một bộ môn trong y học sử dụng nguyên tố đồng vị phóng xạ để chẩn đoán bệnh, xét

nghiệm dưới nhiều hình thức và điều trị.

Đơn vị và cách sử dụng trị số trong năng lượng nguyên tử

Trị số sử dụng trong lĩnh vực năng lượng nguyên tử thường có giá trị cực nhỏ, và cực lớn. Ví dụ,

đường kính của nguyên tử là 0,00000001 cm, tốc độ ánh sáng trong chân không là 300.000.000

m/giây. Vì thế, việc biểu diễn con số với rất nhiều chữ số 0 như như thế này là một việc không có ý

nghĩa. Do đó nhằm lược bớt chữ số 0, người ta sử dụng phương pháp biểu thị bằng số mũ như 1.000

biểu diễn là 103 (10 mũ 3), 1/1.000 biểu diễn là 10

-3 (10 mũ trừ 3). Khi biểu thị bằng dạng ký hiệu

này đường kính của nguyên tử sẽ là 10-8

cm và vận tốc ánh sáng sẽ là 3x108m/giây. Ví dụ:

10 = 101 0,1 = 10

-1

100 = 102 0,01 = 10

-2

1.000.000 = 106 0,000001 = 10

-6

Ngoài ra, phương pháp kết hợp đơn vị với mũ 10 cũng là phương pháp ghi trị sốt một cách đơn

giản. Ví dụ như cách viết 103 m là 1 kilomet (km), 10

-3 m là 1 milimet (mm), v.v…. Với cùng một

mục đích như thế, chữ được thêm ở trước đơn vị (trong ví dụ trước là kilo (k), mili (mm)) gọi là tiếp

đầu ngữ và được quy định như sau:

micro petakilo mega giga teraatto femto pico nano mili

1012

1015

a f p n μ m K M G T P

10-3

100

103

106

109

10-18

10-15

10-12

10-9

10-6

Chữ viết tắt và ký hiệu liên quan đến năng lượng nguyên tử

ABWR Lò nƣớc sôi tiên tiến

Advanced Boiling Water Reactor

改良型沸騰水型原子炉

AGR Lò phản ứng làm lạnh bằng khí tiên tiến

Advanced Gas-cooled Reactor

改良型ガス冷却炉

ALAP Thấp tới mức có thể

As Low As Practicable

実用可能な限り低く

ALARA Thấp tới mức có thể một cách hợp lý

As Low As Reasonably Achievable

合理的に達成し得る限り低く

ALI Giới hạn hấp thụ hàng năm

Annual Limit of Intake

年摂取限度

ATR Lò phản ứng chuyển đổi nhiệt tiên tiến

Advanced Thermal Reactor

新型転換炉（日本）

APWR Lò áp lực tiên tiến

Advanced Pressurized Water Reactor

改良型加圧水型原子炉

BNFL Công ty nhiên liệu hạt nhân Anh Quốc

British Nuclear Fuels Limited

英国原子燃料公社

BWR Lò nƣớc sôi

Boiling Water Reactor

沸騰水型原子炉

CANDU Lò phản ứng nƣớc nặng CANDU

Canadian Deuterium Uranium Reactor

カナダ型重水炉

CRUD Trầm tích chƣa đƣợc phát hiện ở Chalk River, Canada

Chalk River Unidentified Deposit

クラッド

DOE Bộ năng lƣợng (Hoa Kỳ)

Department of Energy

エネルギー省（アメリカ）

ECCS Hệ làm mát vùng hoạt khẩn cấp

Emergency Core Cooling System

非常用炉心冷却装置

EURATOM Cộng đồng Năng lƣợng nguyên tử Châu Âu

European Atomic Energy Community

欧州原子力共同体（ユーラトム）

EPA Cơ quan Bảo vệ Môi sinh (Hoa Kỳ)

Environmental Protection Agency

環境保護庁（アメリカ）

eV Electron Volt (đơn vị năng lƣợng)

Electron Volt

電子ボルト(エネルギーの単位)

FBR Lò tái sinh nhanh

Fast Breeder Reactor

高速増殖炉

GCR Lò phản ứng làm lạnh bằng khí

Gas Cooled Reactor

ガス冷却炉

HTGR Lò phản ứng làm lạnh bằng khí nhiệt độ cao

High Temperature Gas-Cooled Reactor

高温ガス冷却炉

IAEA Cơ quan Năng lƣợng Nguyên tử Quốc tế (Liên Hiệp Quốc)

International Atomic Energy Agency

国際原子力機関(国連)

ICRP Ủy ban quốc tế về Bảo vệ tia phóng xạ

JAEA

International Commission on Radiological Protection

国際放射線防護委員会

Cơ quan Năng lƣợng Nguyên tử Nhật Bản

Japan Atomic Energy Agency

日本原子力研究開発機構

JAERI Viện nghiên cứu năng lƣợng nguyên tử Nhật Bản

Japan Atomic Energy Research Institute

日本原子力研究所

JNC Cơ quan phát triển tuần hoàn nhiên liệu hạt nhân

Japan Nuclear Cycle Development Institute

核燃料サイクル開発機構

JPDR Lò phản ứng động lực thử nghiệm Nhật Bản

Japan Power Demonstration Reactor

日本動力試験炉

LET Sự chuyển năng lƣợng tuyến tính (tia phóng xạ)

Linear Energy Transfer

線エネルギー付与(放射線)

LOCA Sự cố mất nƣớc làm mát

Loss of Coolant Accidents

冷却材喪失事故

LOFT Thí nghiệm tia nạn tổn thất chất làm lạnh (Hoa Kỳ)

Loss of Fluid Test

冷却材喪失事故実験(アメリカ)

LER Lò nƣớc nhẹ

Light Water Reactor

軽水炉

MW(e) Megawat (điện); 1mW = 1.000kW

Megawatts (electrical)

メガワット(電気出力)

１ＭＷ＝1000 キロワット

MW(t) Megawta (nhiệt); 1MW = 1.000kW

Megawatts (thermal)

メガワット(熱出力)

１ＭＷ＝1000 キロワット

NaI Natri Iodua (Sodium Iodide) (hợp chất hóa học)

ヨウ化ナトリウム(化合物)

NPT Hiệp ƣớc không phổ biến vũ khí hạt nhân

Non-Proliferation Treaty of Nuclear Weapons

核不拡散条約

NRC Uỷ ban quy chế năng lƣợng nguyên tử (Hoa Kỳ)

Nuclear Regulatory Commission

原子力規制委員会(アメリカ)

OECD / NEA Tổ chức Hợp tác và Phát triển Kinh tế/ Cơ quan năng lƣợng nguyên tử

Organization for Economic Cooperation and Development / Nuclear Energy

Agency

経済協力開発機構／原子力機関

PP Bảo vệ thực thể (vật liệu và cơ sở hạt nhân)

Physical Protection

核物質防護

PWR Lò phản ứng nƣớc nén

Pressurized Water Reactor

加圧水型原子炉

RI Đồng vị phóng xạ

Radioisotope

放射性同位体

ROSA Thiết bị thí nghiệm tia nạn tổn thất chất làm lạnh

Rig of Safety Assessment

冷却材喪失事故試験装置

SI Hệ thống đơn vị đo lƣờng quốc tế

Le Systeme International d’ Uunites

国際単位系

SPEEDI Hệ thống dự báo thông tin liều khẩn cấp cho môi trƣờng

System For Prediction of Environmental Emergency Dose Information

緊急時迅速放射能影響予測ネットワークシステム

TLD Liều kếnhiệt phát quang

Thermo luminescent dosimeter

熱ルミネセンス線量計

WHO Tổ chức y tế thể giới (Liên hiệp quốc)

World Health Organization

世界保健機構(国連)

“Tuyển tập các thuậtn ngữ cơ bản về năng lượng hạt nhân”

Phát hành: Trung tâm Phát triển Nguồn nhân lực Năng lượng Hạt nhân

Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Nhật Bản

(Japan Atomic Energy Agency, Nuclear Human Resource Development Center)

(Trụ sở: 2-4, Shirakata Shirane, Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken, Nhật Bản)

Hợp tác với Viện Năng lượng Nguyên tử Việt Nam

Ngày phát hành: Tháng 1 năm 2011

´