原子炉

デジタル大辞泉

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を燃料とし、核分裂の連鎖反応を適度に制御しながら定常的に進行させ、そのエネルギーを利用できるようにした装置。発電や船舶用の動力炉のほか、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、核分裂反応を利用する核分裂炉、核融合反応を利用する核融合炉、核破砕反応を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、核分裂反応を起こす中性子の速度（エネルギー）によって熱中性子炉と高速中性子炉に分類される。熱中性子炉は、核分裂によって放出される中性子の速度を下げる減速材の種類によって軽水炉・重水炉・黒鉛炉に分類される。このうち最も多いのは軽水炉で、世界の発電用原子炉の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を蒸気に変える加圧水型原子炉（PWR）と、圧力容器内で冷却水を直接沸騰させ、その蒸気で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が軽水炉の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。軽水炉はウラン₂₃₅の濃度を3〜5パーセントに高めた低濃縮ウランを燃料として使用するが、重水炉は、中性子を吸収しづらい重水を用いるため、天然ウランを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、冷却材にも重水を用いる加圧重水型原子炉（PHWR）で、主流のCANDU炉は開発国の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、冷却材に炭酸ガスを用いる黒鉛減速ガス冷却炉（GCR）と、沸騰軽水を用いる黒鉛減速沸騰軽水圧力管型原子炉（LWGR）があり、それぞれ開発国の英国（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を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を利用した高速増殖炉（FBR）がロシアや中国で稼働している。日本で開発中のもんじゅは事故や保守管理の不備により長期間停止している。

世界各国で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（PWR）	278	258,215	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（BWR）	80	75,353	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（PHWR）	49	24,549	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（GCR）	15	8,045	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（LWGR）	15	10,219	ロシア	黒鉛	軽水（沸騰）	低濃縮ウラン
高速増殖炉（FBR）	2	580	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	439	376,961				燃料

IAEAの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	1950〜60年代前半に開発された初期の原子炉	シッピングポート原発の加圧水型炉・ドレスデン原発の沸騰水型炉原子炉・コールダーホール原発のマグノックス炉など
第2世代	1960年代後半〜90年代前半に建設された商業用原子炉	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）・ロシア型加圧水型炉（VVER）・黒鉛減速沸騰軽水冷却炉（LWGR）など
第3世代	第2世代炉の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	2010〜30年頃までに導入される、第3世代炉の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年頃の実用化を目指して開発中の、より高度な経済性・安全性・持続可能性・核拡散抵抗性を備えた原子炉	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

航空軍事用語辞典++

【原子炉】(げんしろ)

原子核反応（核分裂または核融合）を安定的におこなうための設備。
現在はまだ核融合炉が実用化されていないため、一般的に原子炉といえば核分裂炉を指すことがほとんどである。

実験を目的としたもののほか、現代では発電を目的としたもの（原子力発電所）が主流である。
また艦艇などの動力を得たり、核燃料を加工するために用いられる場合もある。

核分裂炉：

• 軽水炉
  
  • 加圧水型原子炉
    
  • 沸騰水型原子炉
    
• 重水炉
  
• 黒鉛炉
  
• 中速中性子炉
  
• 高速増殖炉
  

核融合炉：

• トカマク型核融合炉
  
• ヘリカル型核融合炉
  
• レーザー核融合炉
  

原子力防災基礎用語集

原子炉

原子炉とは、核分裂連鎖反応を制御しながら持続させる装置のことをいう。また、原子力基本法では「核燃料物質を燃料として使用する装置」と定めている。原子炉には、基礎研究や中性子の利用を目的とした研究炉と発電を目的とした動力炉がある。 燃料として、主に濃縮ウランが用いられており、一部MOX燃料を使用している原子炉もある。運転の制御や停止には制御棒と呼ばれる中性子吸収材が用いられる。 核分裂連鎖反応に主として関与する中性子の運動エネルギーの大きさにより、熱中性子炉、高速中性子炉などに分類され、また減速・冷却に用いられる物質の種類により軽水炉、重水炉、黒鉛炉などに分類される。

ウィキペディア

原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2023/03/09 03:52 UTC 版)

原子炉（げんしろ、英: 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。

ウィキペディア小見出し辞書

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

プルトニウムを燃料として発電する超小型の原子炉（核分裂炉）。当初のデロリアンに搭載された原子力による発電装置である。プルトニウムの燃料棒を差し込むと核分裂反応を起こし、1.21ジゴワットの電力を発生させる。内部には放射線を遮蔽するための鉛が内張りされている。また、両側に設置された冷却装置となる通気口（ベント）から蒸気の放出を行う。プルトニウムの残量は、助手席前方のグローブボックス内に設置された計器に表示されており、燃料切れになると警告音とともに警告灯が点滅する。1回のタイムトラベルでセットした燃料が全て消費されるため、再度行う場合は補給が必要となる。補給の際には放射線防護服を着用する。

原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2021/07/26 07:39 UTC 版)

「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年に初めて臨界点に達した。最大出力は200キロワット。原子炉は主に研究、実験、学生の指導に使用される。過去に事故や放射線の漏泄はないが、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を発見。通報を受けた警察は直ちに学生や教職員を全て非難させ、周囲一帯を閉鎖、近くの陸軍基地からEODやCBRN班も出動して調査にあたるという騒動になった。結局小包に危険物は含まれておらず、一件落着。 全米で原子炉を保持、運営している大学は2021年で24校あり、ミズーリ州ではミズーリ工科大学と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

原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2022/02/23 22:58 UTC 版)

「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た軽水型の第3世代原子炉である。NRCはGE日立のABWR認可の更新のための請願を受理している。 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のライセンスの取得が期待されている。 また、液体ナトリウムを冷却材として使う第4世代原子炉、PRISM（Power Reactor Innovative Small Modular、革新型小型モジュール炉）を開発中である。

原子炉（第3条）

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2020/04/29 07:22 UTC 版)

「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

政令で定める除外されるものは、「原子核分裂の連鎖反応を制御することができ、かつ、その反応の平衡状態を中性子源を用いる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「核燃料物質を燃料として使用する装置で、原子核分裂の連鎖反応を制御することができ、かつ、その反応の平衡状態を中性子源を用いる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。

原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2019/08/31 05:02 UTC 版)

「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（150万キロワット）の電力を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の後は1,360メガワットにまで落とされていた。

原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2016/05/26 09:47 UTC 版)

「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、レストランや乗り物などがある遊園地ワンダーランド・カルカーが設立された。

原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2017/09/10 17:20 UTC 版)

「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の外殻に炉が囲まれており、この外殻は中性子を炉の中へと反射するため、核物質の量が大きく低減できる。 30年の寿命を得るために、小型炉の設計は円柱状の燃料の上部に据えることのできる可動の中性子反射体が要求される。この可動の反射体がゆっくりと下に向かって低下移動することで燃料が円柱の上から下に向かって燃える要因になる。 グラファイトやベリリウムのような軽い素材で作られた反射体は中性子の運動エネルギーを減らす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）は中性子速度減速の効果が小さい。

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

原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2021/12/28 02:29 UTC 版)

「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総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

原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2021/04/17 16:24 UTC 版)

「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総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年を想定している。4年おきに核燃料として低濃縮ウランを補給し、12年おきに使用済み核燃料の船外搬出が必要とされる。

原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2021/04/17 14:13 UTC 版)

「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

以下の2機が計画されている。 原子炉名原子炉形式正味発電量総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)

原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2021/02/02 16:50 UTC 版)

「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た中性子を照射する。日本国内の代表的な原子炉中性子源としては京都大学のKURや日本原子力研究開発機構のJRR-3等がある。 利点 安定して中性子を発生することができる。 欠点 装置が大掛かりになるため、建設費や維持管理費が高価

原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2021/04/17 14:36 UTC 版)

「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総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

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総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 — — — — —

原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2021/01/09 04:38 UTC 版)

「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総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

原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2021/01/14 14:26 UTC 版)

「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

以下のような原子炉が存在する。 原子炉形式出力 (MW)建設開始初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年頃 1号機と2号機 BN-800の建設現場 BN-600の切断模型

原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2022/05/15 09:52 UTC 版)

「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 核分裂でエネルギーを取り出す核分裂炉が実用化されている。核融合によりエネルギーを取り出す核融合炉は実用化に向けた研究段階にある。原子力発電の他に原子力船などの推進力としても利用される。エネルギーを取り出す目的以外に、材料照射試験、放射性同位体の生産、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。

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つの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総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07日 1994年02月01日 2号機 (Daya Bay 2) 1988年04月07日 1994年05月06日

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の気水分離器 RBMK-1500の気水分離器 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の蒸気発生器 BN-1200の蒸気発生器

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総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)

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、核分裂連鎖の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。

原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2022/05/31 06:42 UTC 版)

「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が時間的に安定している。炉心からの高速中性子を重水等で減速した熱中性子あるいは熱外中性子が利用される。

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の国公私立大学の研究者にも施設を開放し、放射化分析、炉物理研究などの原子力分野の研究のほか、 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、医療分野の研究が進められた。 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が発見され、安全のために稼働停止された。その後、2003年5月20日において原子炉の廃止が決定。。 2006年に使用核燃料は米国に全て返還された。 現在、炉を除く全ての施設は原子力安全研究・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、現存の原子力施設を使用した研究と教育が行われている。 2009年、東京都市大学は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。

原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2022/05/14 22:31 UTC 版)

「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、核分裂反応を制御することである。核分裂反応の制御とは、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、核分裂反応を制御できるということが原子力発電と原子爆弾を分ける大きな違いである。そして核分裂反応を制御する装置が原子炉である。 原子力発電に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、減速材と呼ばれる中性子の制御を行う素材と、冷却材と呼ばれる原子炉から熱を運び出す素材の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、炭酸ガスや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、冷却材のどちらとも軽水を使用している。これは軽水炉と呼ばれる。 核分裂炉を、用いる減速材で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接蒸気を発生させる。放射性物質を含む蒸気が直接蒸気タービンへ流れるため、タービンを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の水（紫色）により、蒸気発生器を介して蒸気を発生させる。放射性物質を含んだ1次系の水（紫色）は蒸気発生器より外側には流れないため、放射性物質を含む水は蒸気タービンに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に液体ナトリウムを使用する。原子炉の発生熱を1次系ナトリウムで循環させ、中間熱交換器を介して2次系ナトリウムに温度を移し、さらに蒸気発生器で水に熱を移すことで蒸気を発生させる。液体ナトリウム管理の難しさが課題となっている。（もんじゅ、常陽など）

原子炉

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「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。

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日停止日注釈A (アヌシュカ) ウラン・黒鉛炉 1948年06月01日 1987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03月30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03月03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04月16日 ルスラン 軽水炉 1979年06月18日 稼動中 元は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、従業員はアヌシュカとも呼んだ。これは1948年6月7日に初めて臨界となった。当時のソ連で使用可能なウラン全量にあたる150トンのウランが装荷され、ここで得られたプルトニウムを用いてソ連初の原爆RDS-1が製造された。この原子炉Aはもともと熱出力 100 MWで設計されていたが、後に500 MWに改造された。故障や事故により大気中に放出された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が発生した。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や過熱で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を取り出す必要があった。普通なら燃料は下方へ取り出して水中に保存する。しかし、交換用の燃料が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、運転員が高線量の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年に最初のOK型重水炉が稼動し、続いて1955年と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年後に停止されたが、その理由は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とトリチウムの製造にあたっている。

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たプルトニウムは少なくとも20 %の 240Pu を含んでおり、原子炉級プルトニウムと呼ばれる。 原子炉級プルトニウムでも核兵器の製造は可能であるが、不安定な原子炉級プルトニウムでは爆発装置の製造が兵器級プルトニウムに比べて困難であり、兵器としての信頼性にも欠けるため、通常は核兵器に用いられることはない。だが、原子炉級プルトニウムを高速増殖炉（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、その炉心の周囲にあるブランケットという部分で高純度の兵器級プルトニウムが生産できる。これまでに「常陽」のブランケットには 239Pu 同位体純度99.36 %のプルトニウムが22 kg、「もんじゅ」のブランケットには97.5 %のプルトニウムが62 kg生成されている。これを再処理工場で取り出すだけで原子爆弾30発以上を製造できる量になるとの主張もある。

Wiktionary日本語版（日本語カテゴリ）

原子炉

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名詞

原 子 炉（げんしろ）

1. 核燃料物質の核分裂を利用して持続的にエネルギーや放射線を取り出す装置。

Weblio日本語例文用例辞書

「原子炉」の例文・使い方・用例・文例

• 放射線が原子炉からもれた
• 原子炉建屋の爆発
• 原子炉は臨界に達した。
• メルトダウンは、原子炉内の炉心が融解することだ。
• 〈原子炉が〉臨界点に達する.
• （原子炉の中などで）消費される燃料の量
• エネルギーを生成するために、制御された核分裂を使用する原子炉
• 原子炉の非常に反応的な核を囲んでいる鉛の層
• 水をクーラントと減速剤として用いる原子炉
• 原子炉が燃焼させたものよりも多くの核分裂性物質を生成する原子炉
• 原子炉から放射性物質が偶発的に放出されることを防ぐように設計されたシステム
• 反応が起こる核分裂性物質が入っている原子炉の小室
• ほとんどどんな減速体も使用されていないため、核分裂の原子炉が高速中性子によってもたらされる
• ガスを冷却器として用いる原子炉
• 冷却剤として液体金属を使っている原子炉
• 原動力が原子炉のエネルギーから来る船
• 原子炉が推進剤を加熱するのに使用されるロケットエンジン
• 冷却剤および調整器として水を使用する原子炉
• 核分裂が減速材によって減速させられる中性子により引き起こされる原子炉
• エネルギーを発生させるために制御された核融合を使う原子炉