原子炉とは? わかりやすく解説

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げんし‐ろ【原子炉】

読み方:げんしろ

ウラン・トリウム・プルトニウムなどの核分裂性物質燃料とし、核分裂連鎖反応適度に制御しながら定常的進行させ、そのエネルギー利用できるようにした装置発電船舶用動力炉のほか、研究用医療用など多くの用途がある。リアクター

[補説] 原子炉には、核分裂反応利用する核分裂炉核融合反応利用する核融合炉核破砕反応利用する加速器駆動炉などがある。このうち実用化されているのは核分裂炉のみで、核分裂反応起こす中性子速度エネルギー)によって熱中性子炉高速中性子炉分類される熱中性子炉は、核分裂によって放出される中性子速度下げ減速材種類によって軽水炉重水炉黒鉛炉分類されるこのうち最も多いのは軽水炉で、世界発電用原子炉の8割以上を占める。軽水炉には、原子炉圧力容器内で高温高圧にした一次冷却水の熱で二次冷却水蒸気変える加圧水型原子炉PWR)と、圧力容器内で冷却水直接沸騰させ、その蒸気タービンを回す沸騰水型原子炉BWR)がある。世界全体ではPWR軽水炉の8割を占めているが、日本では両者がほぼ同数となっている。軽水炉ウラン235濃度を3~5パーセント高めた低濃縮ウラン燃料として使用するが、重水炉は、中性子吸収しづらい重水用いるため、天然ウランそのまま使用することができる。現在、運用されている重水炉は、冷却材にも重水用い加圧重水型原子炉PHWR)で、主流CANDU炉開発国カナダをはじめインド・韓国中国ルーマニアなどで導入されている。黒鉛炉には、冷却材炭酸ガス用い黒鉛減速ガス冷却炉GCR)と、沸騰軽水用い黒鉛減速沸騰軽水圧力管型原子炉LWGR)があり、それぞれ開発国英国GCR)、ロシアLWGR)で運用されている。高速中性子炉は、核分裂によって放出される中性子減速させずに利用する高速炉で、高速中性子による核分裂連鎖反応利用した高速増殖炉FBR)がロシア中国稼働している日本開発中もんじゅ事故保守管理不備により長期間停止している。

世界各国運用されている発電用原子炉

炉型炉数電気出力MWe主な導入国減速材冷却材燃料
加圧水型原子炉PWR278258,215米国フランス日本ロシア中国・韓国・ウクライナ・スウェーデン・英国インドなど軽水軽水(非沸騰低濃縮ウラン
沸騰水型原子炉BWR8075,353米国日本・スウェーデン・インドなど軽水軽水沸騰低濃縮ウラン
加圧重水炉PHWR4924,549カナダ・インド・中国・韓国など重水重水(非沸騰天然ウラン
黒鉛減速ガス冷却炉GCR158,045英国黒鉛炭酸ガス天然ウラン低濃縮ウラン
黒鉛減速軽水冷却炉LWGR1510,219ロシア黒鉛軽水沸騰低濃縮ウラン
高速増殖炉FBR2580ロシア中国液体金属ナトリウム濃縮ウラン/ウラン・プルトニウム混合
合計439376,961   燃料
IAEA動力炉情報システムPRIS」より。一時停止中の原子炉を含む(2015年3月)。

発電用原子炉の開発世代による分類
開発世代年代特徴主な炉型
第1世代195060年代前半開発され初期の原子炉シッピングポート原発加圧水型炉ドレスデン原発沸騰水型炉原子炉・コールダーホール原発マグノックス炉など
第2世代1960年代後半90年代前半建設され商業用原子炉加圧水型原子炉PWR)・沸騰水型原子炉BWR)・CANDU炉カナダ型重水炉)・改良型ガス冷却炉AGR)・ロシア加圧水型炉VVER)・黒鉛減速沸騰軽水冷却炉LWGR)など
第3世代第2世代炉改良型として開発され1990年代後半2010年代に運転を開始した原子炉改良型沸騰水型炉ABWR)・改良型加圧水型炉APWR)・System80+など
第3世代プラス201030年頃までに導入される第3世代炉経済性を向上させた原子炉高経済性単純化沸騰水型炉ESBWR)・欧加圧水型炉EPR)・AP1000など
第4世代2030年頃の実用化目指して開発中の、より高度な経済性安全性持続可能性核拡散抵抗性備えた原子炉ナトリウム冷却高速炉高温ガス冷却炉超臨界圧水冷却炉ガス冷却高速炉鉛冷却高速炉溶融塩炉など

原子炉の画像
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「原子炉」に似た言葉

原子炉

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原子力工学における原子炉(げんしろ、: nuclear 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[注釈 1]




「原子炉」の続きの解説一覧

原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア(Wikipedia)』 (2022/04/26 21:44 UTC 版)

デロリアン (タイムマシン)」の記事における「原子炉」の解説

プルトニウム燃料として発電する超小型の原子炉(核分裂炉)。当初デロリアン搭載され原子力による発電装置である。プルトニウム燃料棒差し込む核分裂反応起こし、1.21ジゴワット電力発生させる内部に放射線遮蔽するための鉛が内張りされているまた、両側設置され冷却装置となる通気口ベント)から蒸気放出を行う。プルトニウム残量は、助手席前方のグローブボックス内に設置され計器表示されており、燃料切れになると警告音とともに警告灯点滅する1回タイムトラベルセットした燃料全て消費されるため、再度行う場合補給が必要となる。補給際に放射線防護服着用する

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原子炉

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ミズーリ工科大学」の記事における「原子炉」の解説

ミズーリ工科大学の原子炉はプール型原子炉で、1961年初め臨界点達した最大出力200キロワット。原子炉は主に研究実験学生指導使用される過去に事故放射線漏泄はないが、2017年6月16日午後3時45分学生が原子炉の入り口付近に不審な小包発見通報受けた警察直ち学生教職員全て非難させ、周囲一帯閉鎖近く陸軍基地からEODCBRN班も出動し調査にあたるという騒動になった結局小包危険物含まれておらず一件落着全米で原子炉を保持運営している大学2021年24校あり、ミズーリ州ではミズーリ工科大学ミズーリ大学コロンビア校の2校だけである。 ミズーリ工科大学 ローラビルディング ノーウッドホール リーチシアター 原子炉 ストーンヘンジ 典拠管理 ISNI: 0000 0000 9364 6281 LCCN: no2008054529 MA: 20382870 VIAF: 137594077 WorldCat Identities: lccn-no2008054529

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原子炉

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GE日立ニュークリア・エナジー」の記事における「原子炉」の解説

改良型沸騰水型軽水炉ABWR)は世界で最初に運用され軽水型の第3世代原子炉である。NRCGE日立ABWR認可更新のための請願受理している。 第3世代+級の原子炉設計である高経済性単純化沸騰水型原子炉ESBWR)は前向きな安全評価報告を受けており、2011年3月には最終設計認証を受け、2011年9月にはNRCライセンス取得期待されている。 また、液体ナトリウム冷却材として使う第4世代原子炉PRISMPower Reactor Innovative Small Modular革新小型モジュール炉)を開発中である。

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原子炉(第3条)

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核燃料物質、核原料物質、原子炉及び放射線の定義に関する政令」の記事における「原子炉(第3条)」の解説

政令定め除外されるものは、「原子核分裂連鎖反応制御することができ、かつ、その反応平衡状態中性子源用いことなく持続することができ、又は持続するおそれのある装置以外のもの」となっている。 原子力基本法第3条第4号の定義と合わせると、原子炉は「核燃料物質燃料として使用する装置で、原子核分裂連鎖反応制御することができ、かつ、その反応平衡状態中性子源用いことなく持続することができ、又は持続するおそれのある装置」となる。

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原子炉

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イグナリナ原子力発電所」の記事における「原子炉」の解説

イグナリナ原子力発電所はRBMK-1500型の原子炉で構成されている。ソビエト式のRBMK-1500型原子炉は、元々は1,500メガワット150キロワット)の電力生み出す世界で最も強力な原子炉であったが、今では他の原子炉に取って代わられている。なお、チェルノブイリ原発事故後は1,360メガワットにまで落とされていた。

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原子炉

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カルカー」の記事における「原子炉」の解説

カルカーは、閉鎖した高速増殖炉SNR-300があった場所である。その跡地には、レストラン乗り物などがある遊園地ワンダーランド・カルカー設立された。

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原子炉

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中性子反射体」の記事における「原子炉」の解説

ウラン黒鉛連鎖を行う黒鉛炉タイプの原子炉ではグラファイト外殻に炉が囲まれており、この外殻は中性子を炉の中へ反射するため、核物質の量が大きく低減できる。 30年寿命を得るために、小型炉の設計円柱状の燃料の上部に据えことのできる可動中性子反射体要求される。この可動反射体ゆっくりと下に向かって低下移動することで燃料円柱の上から下向かって燃え要因になる。 グラファイトベリリウムのような軽い素材作られた反射体中性子運動エネルギー減ら減速材としても使用される。これに対し、重い反射素材である鉛や鉛ビスマス共晶合金英語版)は中性子速度減速効果小さい。

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原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア(Wikipedia)』 (2018/08/13 02:29 UTC 版)

ピカリング原子力発電所」の記事における「原子炉」の解説

設置されている原子炉は以下の通りとなっている。 ピカリング A ピカリング A 1 ピカリング A 2 (停止中燃料抜き取り済みピカリング A 3 (停止中燃料抜き取り済みピカリング A 4 ピカリング B ピカリング B 5 ピカリング B 6 ピカリング B 7 ピカリング B 8

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原子炉

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クルスク原子力発電所」の記事における「原子炉」の解説

クルスク原子力発電所は現在までに4基の原子炉が建設されている。 原子炉原子炉形式正味発電量発電量建設開始送電開始商用運用停止1号機 (Kursk 1) RBMK-1000 925 MW 1,000 MW 1972年6月1日 1976年12月19日 1977年10月12日 2021年12月19日 2号機 (Kursk 2) 1973年1月1日 1979年1月28日 1979年8月17日 Kursk II-1稼働後 (計画) 3号機 (Kursk 3) 1978年4月1日 1983年10月17日 1984年3月30日 Kursk II-2稼働後 (計画) 4号機 (Kursk 4) 1981年5月1日 1985年12月2日 1986年2月5日 5号機 (Kursk 5) 1985年12月1日 - 2012年8月15日建設中止 6号機 (Kursk 6) 1986年8月1日 1993年12月1日建設中止 第2発電所1号機 (Kursk II-1) VVER V-510 1,115 MW 1,255 MW 2018年4月29日 - 第2発電所2号機 (Kursk II-2) 2019年4月15日

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原子炉

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アカデミック・ロモノソフ」の記事における「原子炉」の解説

原子炉原子炉形式正味発電量発電量建設開始送電網同期商用運転停止1号炉(Akademik Lomonossow 1) KLT-40S 52 MW - MW 2007年4月15日 2019年12月19日 2019年(予定) 2号炉(Akademik Lomonossow 2) 耐用期間は40年想定している。4年おきに核燃料として低濃縮ウラン補給し12年おきに使用済み核燃料船外搬出必要とされる

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原子炉

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バルティスカヤ原子力発電所」の記事における「原子炉」の解説

下の2機が計画されている。 原子炉名原子炉形式正味発電量発電量建設開始商業運転停止1号機 (Baltiisk 1) VVER-1200/491 1082 MW 1170 MW 2012年2月22日 (2017年) - 2号機 (Baltiisk 2) (2012年) (2018年)

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原子炉

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中性子源」の記事における「原子炉」の解説

原子炉から核分裂反応によって生成され中性子照射する日本国内代表的な原子炉中性子源としては京都大学KUR日本原子力研究開発機構JRR-3等がある。 利点 安定して中性子発生することができる。 欠点 装置大掛かりになるため、建設費維持管理費が高価

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原子炉

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ロストフ原子力発電所」の記事における「原子炉」の解説

合計4基の原子炉が計画され2018年10月現在で全基が商業運転中である。 原子炉原子炉形式正味発電量発電量建設開始臨界送電網同期商業運転停止1号機 (Rostov 1) VVER-1000/320 950 MW 1000 MW 1981年9月1日 2001年2月23日 2001年5月30日 2001年12月25日 - 2号機 (Rostov 2) 1983年5月1日 2010年1月22日 2010年5月18日 2010年12月10日 3号機 (Rostov 3) 1011 MW 1070 MW 2009年9月15日 2014年12月7日 2014年12月27日 2015年9月17日 4号機 (Rostov 4) 2010年6月16日 2017年12月29日 2018年2月2日 2018年9月28日

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原子炉

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ノヴォヴォロネジ第二原子力発電所」の記事における「原子炉」の解説

ノヴォヴォロネジ第二原子力発電所には4基の原子炉が設置される予定である。 原子炉原子炉形式正味発電量発電量建設開始臨界送電網同期商用運転停止1号機Novovoronezh II-1 VVER-1200/392M(AES-2006) 1,114 MW 1,200 MW 2008年6月24日 2016年5月20日 2016年8月5日 2017年2月27日2号機Novovoronezh II-2 VVER-1200/392M(AES-2006) 1,114 MW 1,200 MW 2009年7月12日 2019年3月22日 2019年5月1日 2019年11月1日3号機Novovoronezh II-3 VVER-1300/510(AES-2010) 1,175 MW 1,255 MW — — — — — 4号機Novovoronezh II-4 VVER-1300/510(AES-2010) 1,175 MW 1,255 MW — — — — —

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原子炉

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方家山原子力発電所」の記事における「原子炉」の解説

方家山原子力発電所では2つの原子炉が運転中である。 原子炉形式定格電気出力電気出力熱出力建設開始運転開始出典1号機 PWR / CPR-1000 1012 MW 1089 MW 2905 MW 2008年12月26日 2014年12月15日 2号機 PWR / CPR-1000 1012 MW 1089 MW 2905 MW 2009年7月17日 2015年2月12日

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原子炉

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ベロヤルスク原子力発電所」の記事における「原子炉」の解説

下のような原子炉が存在する原子炉形式出力 (MW)建設開始臨界送電網同期商業運転開始停止1号機 AMB-100 108 1958年6月1日 1963年9月1日 1964年4月26日 1964年4月26日 1983年1月1日 2号機 AMB-200 160 1962年1月1日 1967年10月10日 1967年12月29日 1969年12月1日 1990年1月1日 3号機 BN-600 600 1969年1月1日 1980年2月26日 1980年4月8日 1981年11月1日 4号機 BN-800 864 2006年7月18日再開2014年6月27日 2015年12月10日 2016年11月1日 5号機 BN-1200 1220 2025年1号機2号機 BN-800建設現場 BN-600切断模型

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原子炉

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核技術」の記事における「原子炉」の解説

詳細は「原子炉」を参照 核分裂エネルギー取り出す核分裂炉実用化されている核融合によりエネルギー取り出す核融合炉実用化向けた研究段階にある。原子力発電他に原子力船などの推進力としても利用されるエネルギー取り出す目的以外に材料照射試験放射性同位体生産中性子捕捉療法などにおける中性子線源として用いられる場合もある。

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原子炉

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大亜湾原子力発電所」の記事における「原子炉」の解説

大亜湾原子力発電所は、2つ稼働中の原子炉で構成されるユニット原子炉形式モデル正味発電量発電量熱出力建設開始稼働開始脚注1号機 (Daya Bay 1) PWR M310 944 MW 984 MW 2905 MW 1987年08月071994年02012号機 (Daya Bay 2) 1988年04071994年05月06日

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原子炉

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ギドロプレス設計局」の記事における「原子炉」の解説

関わった原子炉としては以下のものがある。 RBMK-1000気水分離器 RBMK-1500の気水分離VVERシリーズ SVBR-100 (PDF) SVBR reactor modules (PDF) AKME SVBR-100 Angstrem VT-1英語版) BM-40A BREST-OD-300(RDIPE, Russian Federation) - IAEA ARIS Database (PDF) BN-800蒸気発生器 BN-1200蒸気発生器

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原子炉

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ノヴォヴォロネジ原子力発電所」の記事における「原子炉」の解説

ノヴォヴォロネジには5基の原子炉が存在する。 原子炉原子炉形式正味発電量発電量建設開始送電開始商用運用停止1号機(Novovoronezh-1) VVER-210 (原型) 197 MW 210 MW 1957年7月1日 1964年9月30日 1964年12月31日 1988年2月16日 2号機(Novovoronezh-2) VVER-365 (原型) 336 MW 365 MW 1964年6月1日 1969年12月27日 1970年4月14日 1990年8月29日 3号機(Novovoronezh-3) VVER-440/179 385 MW 417 MW 1967年7月1日 1971年12月27日 1972年6月29日 2016年12月25日 4号機(Novovoronezh-4) 1972年12月28日 1973年3月24日 5号機(Novovoronezh-5) VVER-1000/187 (原型) 950 MW 1000 MW 1974年3月1日 1980年5月31日 1981年2月20日 2035年 (予定)

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原子炉(核分裂炉)

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中性子源」の記事における「原子炉(核分裂炉)」の解説

原子炉が建設されてから初めての起動において、核分裂連鎖きっかけとなる中性子は252Cf等の自発核分裂により供給される

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原子炉

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中性子捕捉療法」の記事における「原子炉」の解説

病院からの距離、法規制などの問題があるが、中性子照射場の線質や強度時間的に安定している炉心からの高速中性子重水等で減速した熱中性子あるいは熱外中性子利用される

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原子炉

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東京都市大学」の記事における「原子炉」の解説

研究用原子炉を持つ日本の大学は、廃炉休止中のものを含み東京大学京都大学東京都市大学立教大学近畿大学のみである。 東京都市大学前身校の武蔵工業大学では、原子炉の希少性から全国国公私立大学の研究者にも施設開放し放射化分析、炉物理研究などの原子力分野研究のほか、 脳腫瘍及び皮膚がん患者への放射線治療中性子捕捉療法)を実施する等、医療分野の研究進められた。 原子炉は1963年の初臨界から1989年まで26年間、研究稼働された。1989年12月21日熱中性子柱の孔食による原子炉タンク水の一部漏洩発見され安全のため稼働停止された。その後2003年5月20日において原子炉の廃止決定。。 2006年使用核燃料米国全て返還された。 現在、炉を除く全ての施設原子力安全研究・教育のために利用されており、大学院総合理工学研究科共同原子力専攻早稲田大学大学院との共同大学院)および理工学部原子力安全工学科では、現存原子力施設使用した研究と教育が行われている。 2009年東京都市大学日本原子力学会から、第1回原子力歴史構築賞を受賞した

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原子炉

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原子力発電」の記事における「原子炉」の解説

詳細は「原子炉」を参照 原子力発電における核分裂反応において必要なことは、核分裂反応制御することである。核分裂反応制御とは、開始持続臨界)、そして停止である。原子力発電においては、これらが自由に制御されなければならない。この、核分裂反応制御できるということ原子力発電原子爆弾分け大きな違いである。そして核分裂反応制御する装置が原子炉である。 原子力発電使用される原子炉には様々な種類がある。原子炉の種類は、減速材呼ばれる中性子制御を行う素材と、冷却材呼ばれる原子炉から熱を運び出す素材2つによって分類される減速材としては、黒鉛重水軽水 などがある。冷却材としては、炭酸ガス窒素ガスなどのガス重水軽水などがある。現在の日本の商用原子力発電では、減速材冷却材どちらとも軽水使用している。これは軽水炉呼ばれる核分裂炉を、用い減速材分類すると以下のように分けられる軽水炉 加圧水型原子炉 - 沸騰水型原子炉 重水炉 CANDU炉 - 新型転換炉 - ガス冷却重水炉 黒鉛炉 黒鉛減速ガス冷却炉 - 黒鉛減速沸騰軽水圧力管型原子炉 - 溶融塩原子炉 高速炉 高速増殖炉 .mw-parser-output .tmulti .thumbinner{display:flex;flex-direction:column}.mw-parser-output .tmulti .trow{display:flex;flex-direction:row;clear:left;flex-wrap:wrap;width:100%;box-sizing:border-box}.mw-parser-output .tmulti .tsingle{margin:1px;float:left}.mw-parser-output .tmulti .theader{clear:both;font-weight:bold;text-align:center;align-self:center;background-color:transparent;width:100%}.mw-parser-output .tmulti .thumbcaption{background-color:transparent}.mw-parser-output .tmulti .text-align-left{text-align:left}.mw-parser-output .tmulti .text-align-right{text-align:right}.mw-parser-output .tmulti .text-align-center{text-align:center}@media all and (max-width:720px){.mw-parser-output .tmulti .thumbinner{width:100%!important;box-sizing:border-box;max-width:none!important;align-items:center}.mw-parser-output .tmulti .trow{justify-content:center}.mw-parser-output .tmulti .tsingle{float:none!important;max-width:100%!important;box-sizing:border-box;align-items:center}.mw-parser-output .tmulti .trow>.thumbcaption{text-align:center}} 沸騰水型原子炉(BWR)の簡易模式図原子炉で直蒸気発生させる放射性物質を含む蒸気直接蒸気タービン流れるため、タービン含めた放射線管理が必要となる。(福島第一原子力発電所女川原子力発電所など) 加圧水型原子炉(PWR)の簡易模式図原子炉で作られた高温高圧紫色)により、蒸気発生器を介して蒸気発生させる放射性物質含んだ1次系の紫色)は蒸気発生器より外側に流れないため、放射性物質を含む蒸気タービン直接当たらない構造となっている。(美浜発電所玄海原子力発電所など) 高速増殖炉(FBR)の簡易模式図原子炉の冷却材液体ナトリウム使用する。原子炉の発生熱を1次ナトリウム循環させ、中間熱交換器を介して2次系ナトリウム温度移し、さらに蒸気発生器に熱を移すことで蒸気発生させる液体ナトリウム管理難しさ課題となっている。(もんじゅ常陽など)

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原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア(Wikipedia)』 (2022/05/15 09:58 UTC 版)

廃炉」の記事における「原子炉」の解説

アメリカでは原子力法によって管理される日本では原子炉等規制法などによる。

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原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア(Wikipedia)』 (2021/06/15 02:59 UTC 版)

マヤーク核技術施設」の記事における「原子炉」の解説

さまざまなタイプの原子炉が合計10基、マヤークで稼動されてきた。 原子炉名原子炉タイプ稼動開始停止注釈A (アヌシュカ) ウラン黒鉛炉 1948年06月011987年06月16日 熱出力100 MW, のち500 MW AI ウラン黒鉛炉 1951年12月22日 1987年05月25日 研究用原子炉 AW-1 ウラン黒鉛炉 1950年07月15日 1989年08月12日 300 MWtherm AW-2 ウラン黒鉛炉 1951年0330日 1990年07月14日 AW-3 ウラン黒鉛炉 1952年09月15日 1991年11月10日 OK-180 重水炉 1951年10月17日 1966年0303日 OK-190 重水炉 1955年12月27日 1965年10月08日 OK-190M 重水炉 1966年 1986年0416日 ルスラン 軽水炉 1979年06月18日 稼動中 元重水炉だったのを改造熱出力 1000 MW リュドミラ(LF-2) 重水炉 1987年12月31日 稼動中 熱出力 1000 MW マヤーク初の原子炉は軽水冷却黒鉛炉Aで、従業員アヌシュカとも呼んだ。これは1948年6月7日初め臨界となった当時ソ連使用可能なウラン全量にあたる150トンウラン装荷され、ここで得られプルトニウム用いてソ連初の原爆RDS-1製造された。この原子炉Aはもともと熱出力 100 MW設計されていたが、後に500 MW改造された。故障事故より大気中放出され核分裂生成物はいくつかの空気フィルターにより食い止められることになっていた。 特に稼動開始初期には数々の技術的問題発生した主な問題はウランペレットを入れるためのアルミニウム管が腐食過熱破損しやすいことで、たびたび修理のために原子炉から燃料取り出す必要があった。普通なら燃料下方へ取り出して水中保存する。しかし、交換用の燃料不足していたため燃料を原子炉上部に取り出すことになり、運転員が高線量放射線を浴びることになった1950年から1952年までに、さらに3基のAW型原子炉が稼動し始めた。これらは、ほぼあるいは全く同じものだった。1951年最初のOK重水炉稼動し、続いて1955年1966年にも同タイプの炉が稼働し始めた重水炉のうち最初の2基はそれぞれ15年後および10年後停止されたが、その理由明らかにされていない2011年末現在で)稼動するルスランとリュドミラ(LF-2とも呼ばれる)原子炉は熱出力 1000 MW で、とりわけ14C、60Co、192Ir、238Puとトリチウム製造にあたっている。

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原子炉

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プルトニウム」の記事における「原子炉」の解説

一般的な商用原子炉である軽水炉から得られプルトニウム少なくとも20 %の 240Pu を含んでおり、原子炉級プルトニウム呼ばれる原子炉級プルトニウムでも核兵器の製造可能であるが、不安定な原子炉級プルトニウムでは爆発装置製造兵器級プルトニウムに比べ困難であり、兵器として信頼性にも欠けるため、通常核兵器用いられることはない。だが、原子炉級プルトニウム高速増殖炉日本には「常陽」「もんじゅ」がある)に装荷して原子炉の運転をすると、その炉心周囲にあるブランケットという部分高純度兵器級プルトニウム生産できるこれまでに常陽」のブランケットには 239Pu 同位体純度99.36 %のプルトニウム22 kg、「もんじゅ」のブランケットには97.5 %のプルトニウム62 kg生成されている。これを再処理工場取り出すだけで原子爆弾30発以上を製造できるになると主張もある。

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原子炉

出典:『Wiktionary』 (2021/08/22 01:07 UTC 版)

名詞

げんしろ

  1. 核燃料物質核分裂利用して持続的にエネルギー放射線取り出す装置

「原子炉」の例文・使い方・用例・文例

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