化学プラント大全 
最終確認：2026年11月3日
電験三種の電力で、原子力発電の3つの論点をまとめた辞書です。核分裂で出る熱と質量欠損（しつりょうけっそん）の計算、原子炉と軽水炉のしくみ、核燃料サイクルの順に確かめます。
電力の論点：水力発電①｜水力発電②｜火力発電①｜火力発電②｜原子力発電
核分裂と質量欠損 ── 分裂で減ったわずかな質量が、けた外れに大きな熱になる
| 量 | 求め方 | 単位 |
|---|---|---|
| 核分裂するウラン235の質量 | 燃料の質量に、ウラン235の割合を掛ける。gはkgに直す | kg |
| 質量欠損 | 核分裂するウラン235の質量に、質量欠損の割合を掛ける | kg |
| 核分裂エネルギー | 質量欠損に、光速の2乗を掛ける。光速は3×10⁸ m/s | J |
| 同じ熱を出す燃料の量 | 熱をkJに直し、燃料の発熱量で割る | kgかL |
| 取り出せる電力量 | 熱に、電力量にする割合を掛ける | J |
核分裂で減ったわずかな質量に、光速の2乗という、けた外れの数を掛けた熱が出ます。ウラン235の1 gでも、石炭約3 tぶんの熱になります。
言葉の式 質量欠損 ＝ 核分裂するウラン235の質量 × 質量欠損の割合
m：質量欠損〔kg〕 mu：核分裂するウラン235の質量〔kg〕 k：質量欠損の割合（0.09 % ＝ 0.0009）
言葉の式 核分裂エネルギー ＝ 質量欠損 × 光速の2乗
E：核分裂エネルギー〔J〕 m：質量欠損〔kg〕 c：光速（c ＝ 3×10⁸）〔m/s〕
言葉の式 燃料の量 ＝ 発生エネルギー［kJ］÷ 燃料の発熱量［kJ/kg や kJ/L］
B：燃料の量〔kg または L〕 E：発生エネルギー（kJ に直したもの）〔kJ〕 q：燃料の発熱量〔kJ/kg または kJ/L〕
| よくある誤り | 正しくは |
|---|---|
| 核分裂のあとの質量の合計は、分裂の前より、わずかに大きくなる | わずかに小さくなる。この差が質量欠損で、その分が熱になる |
| 光速の2乗を掛ける式の質量には、gのままの値を入れてよい | 質量はkgで入れる。gのまま入れると、答えが1 000倍ずれる |
| 燃料1 kgにウラン235が3.5%なら、燃料1 kg全体に0.09%を掛ける | 0.09%は、核分裂するウラン235の0.035 kgだけに掛ける |
| 出るエネルギーは質量と光速の積で、原子力発電は核融合を使う | 光速は2乗する。原子力発電は、核分裂の前後の結合エネルギーの差を使う |
- 原子力発電は、この熱で蒸気をつくり、タービンを回して発電します。
- 質量欠損の割合0.09%は、0.0009です。%の数を100で割ります。
- 燃料の発熱量はkJで表すので、Jで出た熱を1 000で割り、kJにしてから割ります。
- 同じ重さで比べると、ウラン235 1 kgの核分裂は8.1×10¹³ Jです。石炭1 kgの2.5×10⁷ Jの、約320万倍です。
原子核のつくりと、核分裂が続くしくみ
| 粒 | 電荷 | 決まり |
|---|---|---|
| 陽子（ようし） | 正 | 原子核の陽子の数が、原子番号 |
| 中性子（ちゅうせいし） | なし | 陽子と中性子をあわせて核子（かくし）と呼ぶ |
| 電子 | 負 | 原子核のまわりを回る。原子核には入らない |
- 原子核の陽子と中性子の数の和が、質量数（しつりょうすう）です。ヘリウムは陽子2個・中性子2個で、原子番号2・質量数4です。
- 陽子どうしは反発しますが、核力（かくりょく）という強い力で引き合い、原子核にとどまります。
- 原子核の質量は、それをつくる陽子と中性子の質量の和より小さくなります。この差も、質量欠損と呼びます。
- 陽子と中性子が結びついて原子核になるとき、エネルギーが出ます。これが結合エネルギーで、逆にばらばらにするには同じだけのエネルギーを外から加えます。結びつくときは同じだけのエネルギーが出ます。
- ある原子核が、外からの働きかけで別の原子核に変わることが核反応です。核分裂はその1つです。原子力発電は、核分裂の前後の結合エネルギーの差を使います。
- ウラン235の原子核1個の核分裂で出るエネルギーは、約200 MeVです。MeVはエネルギーの単位で、出力の単位MWとは別です。
| 中性子が原子核に当たると | 呼び名 | 起きること |
|---|---|---|
| 跳ね返る | 散乱（さんらん） | 中性子は向きを変え、別の原子核へ飛ぶ |
| 吸収され、取り込まれる | 捕獲（ほかく） | ウラン238は捕獲して、プルトニウム239になる |
| 吸収され、2つ（まれに3つか4つ）に分かれる | 核分裂 | ウラン235は、遅い中性子で核分裂する |
- 核分裂させるには、遅い中性子（熱中性子）を当てます。速い中性子（高速中性子）は吸収されにくく、ほとんど核分裂を起こしません。
- 1回の核分裂では、速い中性子が2〜3個飛び出します。そこで燃料のまわりを減速材（げんそくざい）（軽水など）で満たし、中性子を遅くします。
- 遅くなった中性子が次のウラン235を分裂させ、また中性子が出ます。こうして核分裂が続くことを、連鎖反応（れんさはんのう）と呼びます。
- 全部の中性子が次の核分裂を起こすわけではありません。減速材に吸収されたり、ウラン238に捕獲されたりします。
- 1個以上が次の核分裂を起こせば、連鎖反応は続きます。続きすぎると原子炉の温度が上がりすぎるので、制御棒（せいぎょぼう）やほう素で抑えます。
解き方：ウラン235から、燃料の量・揚水の量へ
- ① 最初の一手は、核分裂するウラン235の質量を、kgで確定することです。燃料に含まれる割合を掛け、gは10⁻³倍します。
- ② 質量欠損の割合（0.09%なら0.0009）を掛けて、質量欠損を出します。
- ③ 光速3×10⁸ m/sの2乗、9×10¹⁶を掛けて、熱をJで出します。
- ④ 1 000で割ってkJにし、燃料の発熱量で割ります。最後に、選択肢の単位（tやkL）にそろえます。
例の条件を短くまとめます（令和6年度上期 問4）。ウラン235の1 gが核分裂し、質量欠損は0.09%です。比べる石炭の発熱量は、25 000 kJ/kgです。
- 質量欠損は、1×10⁻³×0.0009＝9×10⁻⁷ kgです。
- 8.1×10¹⁰ Jを1 000で割ると、8.1×10⁷ kJです。
- 約3.2 tで、選ぶ値は3 200 kgです。発熱量が2.51×10⁴ kJ/kgでも約3 227 kgで、同じ値を選びます（令和元年度 問4）。
次の例の条件です（令和5年度上期 問4）。燃料1 kgに、ウラン235が3.5%含まれます。質量欠損は0.09%、重油の発熱量は40 000 kJ/L、熱効率は100%とします。
- 核分裂するウラン235は、1×0.035＝0.035 kgです。質量欠損は、0.035×0.0009＝3.15×10⁻⁵ kgです。
- 熱は2.835×10⁹ kJです。重油の量は、2.835×10⁹÷40 000≒7.09×10⁴ Lです。
- 1 kLは1 000 Lなので約70.9 kLで、選ぶ値は70 kLです。kJに直し忘れると約7.1×10⁴ kLになり、外れます。
核分裂の熱で揚水する問題では、揚水に要る電力量と、核分裂から取り出せる電力量を、同じ単位で等しくおきます。
言葉の式 揚水に必要な電力量［kJ］ ＝ 9.8 × 揚水する水量［m³］× 揚程［m］÷ 揚水時の総合効率
Ww：揚水に必要な電力量〔kJ〕 V：揚水する水量〔m³〕 H：揚程（全揚程）〔m〕 ηpm：揚水時の電動機とポンプの総合効率
言葉の式 取り出せる電力量 ＝ 熱効率（割合）× 発生エネルギー
We：取り出せる電力量〔J〕 η：熱から電力量にする割合（熱効率） E：核分裂エネルギー〔J〕
- 揚水に要る電力量は、くみ上げる仕事を総合効率で割ります。水量をm³で入れると、答えはkJです。
- 取り出せる電力量は、核分裂の熱に、電力量にする割合を掛けます。
例の条件を短くまとめます（平成29年度 問4）。M〔g〕のウラン235の核分裂の熱の30%を電力量にし、水90 000 m³を揚程240 mへくみ上げます。
- 電動機とポンプの総合効率は84%、質量欠損は0.09%です。送電の損失は考えません。
- 揚水に要る電力量は、9.8×90 000×240÷0.84＝2.52×10⁸ kJです。Jに直すと、2.52×10¹¹ Jです。
- ウラン235 1 gの熱は、前の例と同じ8.1×10¹⁰ Jです。電力量にできるのは、8.1×10¹⁰×0.3＝2.43×10¹⁰ Jです。
- Mは、2.52×10¹¹÷2.43×10¹⁰≒10.4 gです。問題に出るウランの原子番号92は、計算に使いません。
- 効率で割らずに掛けると約7.3 gになり、外れます。
関連：原子炉と軽水炉｜揚水発電と調整池の運用｜10の何乗と接頭語
原子炉と軽水炉 ── BWRは炉の中で沸かし、PWRは別の水を沸かす
| 比べる所 | 沸騰水型軽水炉（ふっとうすいがたけいすいろ）（BWR） | 加圧水型軽水炉（かあつすいがたけいすいろ）（PWR） |
|---|---|---|
| 蒸気をつくる所 | 原子炉の中で沸騰させ、蒸気を直接タービンへ | 原子炉では沸かさず、蒸気発生器で別の水を沸かす |
| 特有の装置 | 再循環ポンプ・圧力抑制プール | 加圧器・蒸気発生器 |
| 出力の調整 | 制御棒の抜き差しと、再循環ポンプの流量 | 制御棒の抜き差しと、一次冷却材のほう素の濃さ |
| 制御棒を入れる向き | 原子炉の下から上へ | 原子炉の上から下へ |
| タービンの側 | 放射性物質が行くので、遮へいが要る | 放射性物質が行かず、汚れない |
| 原子炉の圧力 | 約7 MPa。PWRより低く、構成が簡単 | 約16 MPa。加圧器で高める |
軽水炉は、ふつうの水を減速材と冷却材（れいきゃくざい）に兼用し、BWRは炉の中で沸かし、PWRは別の水を沸かします。出力が上がると、泡や燃料の温度の働きで、出力はひとりでに下がります。
| よくある誤り | 正しくは |
|---|---|
| 軽水炉は、減速材に黒鉛、冷却材に軽水を使う | 減速材も冷却材も軽水。黒鉛を減速材にするのは、別の型の炉 |
| BWRの制御棒は、炉心の上から入れる | 炉の上に気水分離器と乾燥器があるので、下から入れる。上から入れるのはPWR |
| PWRの出力は、再循環ポンプの流量で調整する | 制御棒と、一次冷却材のほう素の濃さで調整する。再循環ポンプはBWRの装置 |
| 燃料の温度が上がってウラン238が中性子を多く吸う働きは、ボイド効果 | ドップラー効果。ボイド効果は、冷却材の泡が増えて減速が弱まる働き |
- BWRには蒸気発生器が無く、炉心でできた蒸気だけをタービンへ送ります。
- BWRの圧力抑制プールは、蒸気が原子炉格納容器に漏れたとき、蒸気を凝縮させて格納容器の中の圧力を抑える装置です。
- PWRの一次冷却材は、原子炉と蒸気発生器の間を回ります。二次冷却材は、蒸気発生器・タービン・復水器を回ります。
- 工場・現場では、熱媒油の一次系と二次系を熱交換器で分けるのと同じ考え方です。汚れた流体を内側に閉じ込め、熱だけを渡します。
- 軽水炉は、熱中性子で核分裂させる熱中性子炉です。日本の発電用の原子炉は、軽水炉が主流です。
原子炉の構成材と、出力の調整
| 構成材 | 役目 | 主な材料 |
|---|---|---|
| 燃料棒 | 核燃料を管に詰めた物。ここで核分裂が起きる | ウラン235・プルトニウム239 |
| 減速材 | 速い中性子を、遅い熱中性子にする | 軽水・重水・黒鉛 |
| 制御棒 | 中性子を吸う。入れると核分裂が減り、抜くと増える | ほう素・カドミウム・ハフニウム |
| 冷却材 | 原子炉を冷やし、核分裂の熱を外へ運ぶ | 軽水・重水・二酸化炭素・液体金属 |
| 反射材 | 炉心から逃げる中性子を、炉心へはね返す | 軽水・重水・ベリリウム・黒鉛 |
| 遮へい材 | 放射線が外へ漏れないようにする | コンクリート・鉛・鉄 |
- 原子炉は、核分裂の連鎖反応の熱で冷却材を熱くする装置です。火力発電のボイラにあたります。
- 減速材には、中性子を吸いにくく、減速の効果が大きい物を使います。中性子は原子核にぶつかるたびに勢いを失い、遅くなります。
- 冷却材には、中性子を吸いにくく、熱を伝えやすく、比熱が大きい物が向きます。
- 原子炉は、圧力容器・格納容器・原子炉建屋で何重にも囲まれます。どれも、放射線をさえぎる遮へいの役目をします。
- 放射性物質は、放射線を出す能力（放射能）をもつ物質です。放射線には、α（アルファ）線・β（ベータ）線・γ（ガンマ）線などがあります。
- 軽水は、ふつうの水です。重水は水素の質量数が2の水で、自然の水の約0.015%しかありません。
- 低濃縮ウランを焼き固めたペレットを、数百個ずつ被覆管（ひふくかん）に詰めて燃料棒にします。燃料棒を数百本束ねたものが、燃料集合体です。
| 出力が上がると | 起きること | 呼び名 |
|---|---|---|
| BWRの冷却材 | 沸騰が激しくなって泡が増え、熱中性子が減る | ボイド効果 |
| PWRの冷却材 | 温度が上がって密度が下がり、減速が弱まる | 減速材の温度効果 |
| 燃料（軽水炉に共通） | ウラン238が中性子を吸いやすくなり、ウラン235の核分裂が減る | ドップラー効果 |
- どれも、出力が上がると核分裂が減る向きに働きます。外からの制御に頼らずに出力を抑える性質を、自己制御性（原子炉の固有の安全性）と呼びます。
- BWRで再循環ポンプの流量を増やすと、燃料のまわりの泡が押し流され、出力が上がります。流量を減らすと泡が残り、出力が下がります。
- PWRの一次冷却材には、ほう素を溶かします。ほう素は中性子を吸うので、濃くすると出力が下がります。
- 起動や停止のような大きな出力の変化は、制御棒で行います。引き抜くと出力が上がり、入れると下がります。
- PWRの加圧器は、原子炉の圧力を高めて沸点を上げ、水を沸かさずに熱水のまま回します。
- 制御棒が上にあれば、いざというとき、重さで落として入れられます。安全の上で有利なので、PWRは上に置きます。
- BWRは燃料の上に、蒸気から水分を除く気水分離器と乾燥器があります。上からは燃料の間に入れられないので、下から入れます。
- PWRは原子炉の中に気水分離器と乾燥器が無いので、原子炉が小さくなります。熱効率は、BWRより若干低くなります。
原子力発電の特徴と、蒸気タービン・新型炉
| 見る所 | 中身 |
|---|---|
| しくみ | 核分裂の熱で蒸気をつくり、タービンを回す。火力と同じ汽力発電 |
| 蒸気 | 過熱しない飽和蒸気で、火力より圧力も温度も低い。熱効率も低い |
| 蒸気の量 | 同じ出力で、火力のタービンの約2倍の蒸気が要る |
| 排出 | 二酸化炭素や窒素酸化物を出さない |
| 課題 | 放射性廃棄物の処理が難しく、事故のときの周りへの被害が大きい |
- 高圧タービンを出た湿った蒸気は、湿分分離器で湿分を除いてから、低圧タービンへ送ります。
- 低圧タービンの最後の段は翼が長いので、湿分で翼が削られないよう、翼の先の速さを抑えます。
- そのため回転速度は、火力のタービンの半分にします。
| 周波数 | 原子力のタービン | 火力のタービン |
|---|---|---|
| 50 Hz（ヘルツ） | 1 500 min⁻¹ | 3 000 min⁻¹ |
| 60 Hz | 1 800 min⁻¹ | 3 600 min⁻¹ |
| 新型炉 | 使う物 | 特徴 |
|---|---|---|
| 高速増殖炉 | 減速しない高速中性子 | ウラン238をプルトニウム239に変え、消費した量より多くつくる |
| 高温ガス炉 | ヘリウムガスの冷却材、黒鉛の減速材 | 冷却材と減速材が別の物 |
| 核融合炉 | 重水素などの軽い原子核 | プラズマ状態の原子核を高速で衝突させ、融合させる |
- 高速増殖炉は、名前のとおり高速中性子を使います。遅い熱中性子でウラン238を変える、とする文は誤りです。
関連：核分裂と質量欠損｜蒸気タービンと保護装置｜汽力発電所の効率
核燃料サイクル ── 濃縮して使い、再処理で取り出したプルトニウムもまた使う
| 工程 | できる物 | すること |
|---|---|---|
| 採掘・製錬（せいれん） | ウラン精鉱（イエローケーキ） | ウラン鉱石を化学処理して、粉にする |
| 転換 | 六ふっ化ウラン | 濃縮のため、気体にしやすい形にする |
| 濃縮 | 濃縮した六ふっ化ウラン | 遠心分離などで、ウラン235の割合を3〜5%程度に高める |
| 再転換・加工 | 二酸化ウラン → 燃料集合体 | 粉を焼き固めたペレットを、燃料棒にして束ねる |
| 発電所 | 使用済み燃料 | 燃料として使う。ウラン238の一部がプルトニウム239に変わる |
| 再処理 | 回収ウラン・プルトニウム | 使用済み燃料から、ウランとプルトニウムを取り出す |
ウラン235を濃縮して使い、使用済み燃料から取り出したプルトニウムも、また使います。天然ウランのウラン235は約0.7%しかないので、軽水炉用に濃縮します。
言葉の式 転換比 ＝ 生成した核分裂性物質の量 ÷ 消費した核分裂性物質の量
転換比：転換比 生成量：生成した核分裂性物質の量〔kg など〕 消費量：消費した核分裂性物質の量〔kg など（生成量と同じ単位）〕
| よくある誤り | 正しくは |
|---|---|
| 軽水炉の燃料には、濃縮度90%程度の高濃縮ウランを使う | ウラン235を3〜5%程度に高めた低濃縮ウラン。数%でも「高濃縮」と書けば誤り |
| 天然ウランに含まれるウラン235は、約1.5% | 約0.7%。残りのほとんどは、ウラン238 |
| 使用済み燃料からウランとプルトニウムを取り出す工程は、再加工 | 再処理。加工は、粉をペレットや燃料棒に形づくる工程 |
| ウランとプルトニウムを混ぜた燃料は、イエローケーキ | MOX燃料。イエローケーキは製錬でできるウラン精鉱で、燃料ではない |
- 天然のウランには、質量数234・235・238の同位体（どういたい）があります。同位体は、陽子の数が同じで中性子の数が違う原子です。
- 天然ウランのほとんど（約99.3%）はウラン238です。核燃料になるのは、核分裂しやすいウラン235です。
- ウラン235が少ないと、次の核分裂にたどり着く中性子が足りず、連鎖反応が止まります。だから濃縮します。
- 低濃縮ウランの濃縮度は、問題によって「3%程度」や「2〜4%」とも書かれます。どれも数%で、低濃縮です。
- 濃縮には、遠心分離法やガス拡散法を使います。遠心分離では、重いウラン238が外側に、軽いウラン235が中心に集まります。
物質の呼び名と、転換比
| 呼び名 | 意味 | 例 |
|---|---|---|
| 核分裂性物質（かくぶんれつせいぶっしつ） | 中性子を吸収して核分裂し、連鎖反応を続けられる物 | ウラン233・ウラン235・プルトニウム239・プルトニウム241 |
| 親物質（おやぶっしつ） | 中性子を吸収して、核分裂性物質に変わる物 | ウラン238（→プルトニウム239）・トリウム232（→ウラン233） |
| 核分裂生成物 | 核分裂でできた、割れたあとの原子核 | 再処理で分け、高レベル放射性廃棄物になる |
- 親物質が核分裂性物質に変わることを、転換と呼びます。親物質を「中間物質」、核分裂性物質を「核分裂生成物」と取り違えないようにします。
- ウラン238は中性子を1つ吸って、ウラン239になります。そのあとベータ崩壊を2回くり返し、ネプツニウム239を経てプルトニウム239に変わります。
- プルトニウムは、天然にはほとんどありません。軽水炉の使用済み燃料には、プルトニウムが1%程度含まれます。
- 転換比は、軽水炉で0.6程度です。高速中性子を使う高速増殖炉は1を超え、消費より多くの核分裂性物質ができます。
- 消費より多くできる炉は、高速増殖炉です。新型転換炉と取り違えないようにします。
再処理とプルサーマル
- 再処理では、使用済み燃料からウランとプルトニウムを分けて取り出します。残りは高レベル放射性廃棄物で、貯蔵管理したのちに処分します。
- 取り出したウラン（回収ウラン）は、転換の工程へ戻して、もう一度使います。
- プルトニウムをウランと混ぜた混合酸化物の燃料が、MOX燃料です。軽水炉でMOX燃料を使うことを、プルサーマルと呼びます。
- 使用済み燃料を再生して、くり返し使う一巡りを、核燃料サイクルと呼びます。
まとめ
核分裂で減ったわずかな質量に、光速の2乗を掛けた大きな熱が出ます。
軽水炉はふつうの水を減速材と冷却材に兼用し、BWRは炉の中で、PWRは別の水を沸かします。
ウラン235を濃縮して使い、再処理で取り出したプルトニウムもMOX燃料でまた使います。
次に読む
- 前：火力発電②の論点
- 次：新エネルギーと分散型電源の論点
- 関連：蒸気タービンと保護装置｜汽力発電所の効率｜揚水発電と調整池の運用
- 準備編：10の何乗と接頭語｜力・仕事・電力
参考文献
- 『みんなが欲しかった！電験三種 電力の教科書&問題集』TAC出版 初版（2018年） CH03 原子力発電の章（SEC01）
- 『電験3種過去問マスタ 電力の20年間』2026年版 電気書院 第3章 原子力・その他の発電
- 第三種電気主任技術者試験 電力・法規 問題（電気技術者試験センター） 平成28年度・平成29年度・平成30年度・令和元年度・令和2年度・令和3年度・令和4年度上期・令和4年度下期・令和5年度上期・令和5年度下期・令和6年度上期・令和6年度下期・令和7年度上期・令和7年度下期・令和8年度上期
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