reactor)とは、制御された核分裂連鎖反応を維持することができるよう核燃料などを配置した装置を言う[2]。neutron)を放出する。これら中性子は平均約2MeVのエネルギーを持っているが、媒質中にまだ核分裂性物質が存在していれば、中性子はそれらとまた核分裂反応を起こしてまた新たな中性子を放出する。reaction)を起こす。reactor)と呼ぶ[3]。制御された核融合反応を維持することで核エネルギーを取り出す核融合炉[4]については以下を参照。詳細は「核融合炉」を参照ほか、人工の原子炉に似た特定の条件下では天然の核分裂炉ができることがある。知られている唯一の天然原子炉はガボン共和国のオートオゴウェ州オクロ[5]に20億年前に形成されたオクロの天然原子炉がある。原子炉の炉型は臨界状態を維持するのに、どのくらいの運動エネルギーの中性子を利用するのかという観点から分類することができる。reactor)減速材を用いることで速い中性子を熱中性子まで減速させ、その熱中性子によって核分裂連鎖反応が維持されるように設計された原子炉[6][7]。reactor)主に中速中性子によって核分裂連鎖反応が維持されるように設計された原子炉。減速材はあまり使用しない[8]。reactor)高速中性子によって核分裂連鎖反応が維持されるように設計された原子炉[9]。reactor、軽水炉)普通の水(軽水)を減速材に用いる原子炉[10]。(PWR)の二方式が主に用いられている。reactor、重水炉)重水を減速材に用いる原子炉[11]。reactor、黒鉛炉)黒鉛を減速材に用いる原子炉[12]。reactor)天然ウランを燃料とする原子炉。減速材としては、重水または黒鉛が使用できる。濃縮したウランを燃料とする原子炉[13]。reactor)プルトニウムを燃料とする原子炉。燃料として使用する原子炉。reactor)ウラン等をそのまま金属あるいは、他の金属の合金として使用する原子炉。例として、ウラン・モリブデン合金等がある。reactor)ウラン等を酸化物や炭化物として使用する。主として、動力炉の燃料として使用される。reactor)普通の水(軽水)を冷却材として使用する原子炉[14]。reactor)重水を冷却材として使用する原子炉。reactor)空気やヘリウムまたは炭酸ガス(二酸化炭素)を冷却材として使用する原子炉[15]。reactor)水銀、ナトリウム、鉛、鉛・ビスマス合金などの液体金属を冷却材として使用する原子炉[16][17]。reactor)材料や燃料の照射実験を行う原子炉。reactor)生物学や医療あるいは、医療用のアイソトープの生産に使用される。中性子線の照射実験などに用いられる原子炉[18]。reactor、原型炉)ある特定の形式の動力炉を開発するために、それに先立って建設される実用規模に近い試作原子炉[19]。この段階でその設計が完成したと見なされて、多数のプラントが建設される。2030年頃の実用化を目指して提唱する次世代の原子炉の一般的な概念を示すために、原子炉の開発世代を次とおりに定義した[21]。ガス炉は、中国で商用炉が建設中である[23]。制御された核融合の連鎖反応を維持する炉である核融合炉と区別するために、特に核分裂炉と呼ばれることもある。)では最大で50万kWの出力(熱出力)が期待されている。現在でもウラン鉱床として稼働しているといわれる。熱中性子はウラン235を良く核分裂させることができる。熱中性子炉という名前だが、高速中性子の寄与もそれなりにある。ほかに、熱中性子だけでなく高速中性子も積極的に利用しようという低減速炉と呼ばれるものもある。計算機の性能向上により炉心の精密なシミュレーションが可能になったことで研究がなされるようになったと言われる。減速材をほとんど使用しないため中性子の損失を最小限にとどめることができる。ウラン235とは反応しにくく、また、ウラン238に吸収されてしまう分だけ核分裂に利用できる中性子の数が少なくなるため、中性子を効率よく利用できる原子炉とする必要が生ずる。高速中性子は核燃料から発生する超ウラン物質を核分裂させる能力にも優れ、このため、高速炉を高レベル放射性廃棄物の消滅処理に利用することが検討されていると言われる。通常の水である軽水は中性子減速能が大きいが中性子吸収能も大きい。通常は減速材が冷却材を兼ねる。軽水は安価で大量に入手することができ、火力発電で使用されているため性状が良くわかっている。反面、吸収能が大きいため軽水冷却炉では濃縮されたウラン燃料を用いて発生する中性子の数を増やす必要がある。重水は軽水に次ぐ減速能を持つが吸収能は小さい。従って重水炉では天然ウランを始めとして多様な物質を核燃料として用いることができる。炭素からなる黒鉛は水に次ぐ減速能を持ち常温で固体である。低い国でも使用されている。発電効率が悪い反面プルトニウム239の生成効率が高い事から核兵器用プルトニウム製造に良く使用された。現在では主にガス炉の減速材として使用されている。軽水を減速材とする場合は、濃縮ウランを使用しなければならない。軽水が減速材と冷却材を兼ねることもあれば、減速材は黒鉛や重水で冷却材は軽水と分けられることもある。水蒸気と異なりガスは圧力を高めなくとも高温にすることができるため初期の原子炉では二酸化炭素が冷却材として用いられた。反面、密度が小さく熱運搬能力に乏しいためガス炉による商用発電は経済性に劣り商用発電炉の主流は軽水炉に替わった。ヘリウムは、現在研究・開発が進められている1,000度を越える高温を原子炉から得る高温ガス炉の冷却材として用いることが研究されている。高速増殖炉の冷却材としてヘリウムガス冷却も検討されている。日本に初めて導入された原子炉は英国製のガス冷却炉である。液体金属は常圧で高温を得られる熱運搬能力に優れた流体であるため、配管を耐圧とする必要が無く原子炉全体を小型軽量化できる。このため艦船の動力として採用されていたが、金属を流体の状態に保つための高温の維持に苦労が多く、採用はごく少数に留まった。ナトリウムは初期の原子力潜水艦の原子力炉冷却材として採用されていた。ナトリウムは水と激しく反応するため、旧ソ連のアルファ級などでは低融点の鉛・ビスマス合金(スプリンクラーヘッドなどに使用されている)を冷却材とする原子炉が採用された。ナトリウムは中性子減速能を持たないため、高速増殖炉の冷却材として使用されている他、鉛・ビスマスも高速増殖炉冷却材として検討されている。ほか、金属ではないが溶融塩を冷却材として使用する溶融塩原子炉などの原子炉もある。日本には以下の研究用原子炉がある。ウラン重水炉(国産1号炉)10MW、茨城県東海村、1962年9月12日臨界。ウラン軽水炉(プール型)1MW(最大3MW)、茨城県東海村、1965年1月28日臨界。ウラン軽水炉(BWR型)46.7MW(電力12.5MW)、茨城県東海村、1963年10月26日初臨界、日本初の電力発電。1996年3月31日解体終了。ウラン軽水炉(タンク型)50MW、茨城県大洗町、1968年3月30日臨界。濃縮ウラン軽水炉(UTR型)0.1W(後に1Wに変更)、大阪府東大阪市(旧布施市)、1961年11月11日臨界。(TAIC研)株式会社内)、建設費は約1.4億円。1961年12月25日臨界。(NAIG研)内)、総工費は約1.5億円。設置する準備を進め、1962年8月に設置許可になっていたが、その後建設計画が取りやめになった。2kW、茨城県東海村、1971年4月臨界。主な発電所は、こちらを参照。シリーズ〉、1980年。外部リンク編集ウィキメディア・コモンズには、原子炉に関連するカテゴリがあります。Earth「原子炉」の項目。3.0のもとで利用可能です。プライバシーデスクトップ。