熱中性子炉
出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2022/06/28 14:05 UTC 版)
原子力工学における熱中性子炉（ねつちゅうせいしろ、英: thermal-neutron reactor）とは、主に熱中性子によって核分裂連鎖反応を維持する原子炉を言う[1][2]。水（軽水・重水）または黒鉛などの減速材を必要とする。
- ^ 用語辞典(1974) p. 247 『熱中性子炉』
- ^ 臨界状態（遅発臨界）は遅発中性子によって維持される。用語辞典(1974) p.205『遅発中性子』
- ^ ATOMICA 熱中性子炉
- ^ 石川(1996) pp.12-13
- ^ 以下の炉型の説明については安(1980) p.43に基づいた。
- ^ ATOMICA 原子炉の比較 - 2011年1月20日閲覧
- ^ 出典は参考文献P62より
- ^ ATOMICA 高速増殖炉 - 2011年1月20日閲覧
- ^ a b 出典は参考文献P64より
[続きの解説]
「熱中性子炉」の続きの解説一覧
- 1 熱中性子炉とは
- 2 熱中性子炉の概要
- 3 参考文献
熱中性子炉
出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2022/05/10 06:58 UTC 版)
熱中性子炉は減速材に依存して中性子を減速させ、一般に核分裂性物質として235Uを使用します。 ほとんどの従来の運転中の原子炉はこのタイプです。
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熱中性子炉（thermal neutron reactor）
出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2022/03/19 04:06 UTC 版)
「原子炉」の記事における「熱中性子炉（thermal neutron reactor）」の解説
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。
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