原子炉

thumb|300px|建設中の沸騰水型原子炉（浜岡原子力発電所）

原子炉（げんしろ、）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。

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。

概要 235U や 239Pu などの核分裂性物質が中性子を吸収することで発生する核分裂反応は、新たに中性子、すなわち即発中性子（prompt neutron）と遅発中性子（delayed neutron）を放出する。

これら中性子は平均約2 MeV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。この過程は次々と繰り返され、いわゆる連鎖反応、すなわち核分裂連鎖反応（fission chain reaction）を起こす。

この核分裂連鎖反応を極めて短時間のうちに行わせ膨大なエネルギーを瞬時に放出させるものが原子爆弾であり、核分裂連鎖反応を制御した形で発生させることで、核分裂のエネルギーなどを安全に取り出すための装置を原子炉（nuclear reactor）と呼ぶ。

なお、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については以下を参照。

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現在でもウラン鉱床として稼働しているといわれる。に20億年前に形成されたオクロの天然原子炉がある。

構造原子炉では235Uなどを含む燃料と減速材を交互に配置し、中性子を吸収する材料で作られた可動の制御棒が挿入されている。制御棒は核分裂反応を調整するために挿入される。炉で発生した熱を外部に取り出すための冷却材を循環させる。外側には遮蔽材を取り囲み、放射性物質や放射線が漏れ出さないようにしている。

ここで用いられる燃料は直径10 mm以下、長さ10 - 20 mmの円筒形をした燃料ペレットを縦に並べて燃料棒としたものである。この燃料棒を束ねて燃料集合体にし、炉内に入れられる。

基本構成

炉心核燃料（燃料棒）天然ウラン低濃縮ウラン燃料高濃縮ウラン燃料 MOX燃料制御棒冷却材、減速材反射体炉壁・容器圧力容器格納容器

原子炉の分類中性子の主たるエネルギー領域による分類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。熱中性子炉（thermal neutron 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熱中性子はウラン235を良く核分裂させることができる。なお、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。。中速中性子炉（intermediate 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。高速中性子炉（fast neutron 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高速中性子はウラン238に吸収されやすく、中性子を吸収したウラン238はプルトニウム239となるため燃料の増殖が容易である。反面、高速中性子はウラン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。なお、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核変換による減容に利用することが検討されていると言われる。。減速材は用いない。

減速材による細分類軽水減速炉（light water moderated reactor、軽水炉）普通の水（軽水）を減速材に用いる原子炉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。。沸騰水型原子炉 (BWR)、加圧水型原子炉 (PWR)の二方式が主に用いられている。重水減速炉（heavy water moderated reactor、重水炉）重水を減速材に用いる原子炉重水は軽水に次ぐ減速能を持ち、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。ただし、重水は高価である。。黒鉛減速炉（graphite moderated reactor、黒鉛炉）黒鉛を減速材に用いる原子炉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。黒鉛は減速能を持たない物質を冷却材として用いる設計の原子炉で使用されており構造が比較的簡単な為、原子力開発能力の低い国でも使用されている。しかし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。。

燃料の種類による分類天然ウラン燃料炉（natural-uranium fuel 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。濃縮ウラン燃料炉（enriched uranium fuel reactor） 235U を濃縮したウランを燃料とする原子炉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。。プルトニウム燃料炉（plutonium fuel reactor）プルトニウムを燃料とする原子炉。トリウム系燃料炉（thorium series fuel reactor）トリウムを親物質とし、トリウムから作られる 233U を燃料として使用する原子炉。燃料の形態による細分類金属燃料炉（metallic fuel 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。セラミック燃料炉（ceramic fuel 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。

冷却材の種類による分類軽水冷却炉（light water cooled reactor）普通の水（軽水）を冷却材として使用する原子炉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。。重水冷却炉（heavy water cooled reactor）重水を冷却材として使用する原子炉。ガス冷却炉（gas cooled 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。また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。なお、日本に初めて導入された原子炉である英国製のマグノックス炉は核分裂反応の熱エネルギーを高温の炭酸ガスとして取り出すガス冷却炉である。。液体金属冷却炉（liquid metal cooled 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。しかし、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。。

出力による分類小型モジュール炉

格納容器単位でモジュール化され、出力が30万kW以下の原子炉。

使用目的による分類動力用原子炉（power reactor、動力炉）発電用あるいは船舶等の推進用の動力を得るための原子炉。原子力飛行機、原子力空母、原子力潜水艦、原子力船、原子力機関車などに利用される。材料試験炉（material test reactor）材料や燃料の照射実験を行う原子炉。プルトニウム生産炉など。多目的利用原子炉（multi purpose reactor）発電、海水脱塩、プロセスヒート等、複数の目的に使用する原子炉。生物医療用原子炉（bio-medical 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。

開発中の原子炉の開発段階による分類研究用原子炉（research reactor、研究炉）または実験用原子炉（experimental reactor、実験炉）原子炉の核特性の研究、教育目的、放射線や中性子線の照射実験などに用いられる原子炉。原型原子炉（prototype 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用語辞典(1974) p.97 『原形炉』。実証原子炉（proven reactor、実証炉）実験の段階を経て経済性・安全性が実際に確証された段階にあると認められた原子炉用語辞典(1974) p.152 『実証炉』。実用炉実用段階の原子炉。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。

開発世代による分類米国エネルギー省 (DOE) は、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。

第1世代 (GEN-I) 1950年代から1960年代前半に運転を開始した初期の原子炉第2世代 (GEN-II) 1960年代後半から1990年代前半に建設された商業用原子炉第3世代 (GEN-III) 1990年代後半から2010年代頃に運転開始した原子炉で、第2世代の改良型として開発された原子炉AP1000など第4世代 (GEN-IV) 2007年現在研究が進んでいる原子炉で、天然ガス火力発電とも競合できる高い熱効率、高度な安全性、放射性廃棄物の負担の最小化及び高度な核拡散抵抗性などの特徴をもつ革新的原子炉群。高温ガス炉は、中国で商用炉が建設中である。

脚注

注釈

出典

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