原子炉

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改良加圧水型軽水炉(APWR)

改良加圧水型軽水炉(APWR：Advanced Pressurized Water Reactor)は、1981年(昭和56年)からウェスチングハウス・エレクトリック、三菱重工業と、加圧水型軽水炉を所有する日本の電力会社各社が開発している新型炉。いまだ実際に建設されたものはないが、日本原子力発電の敦賀原子力発電所(福井県敦賀市)で採用される予定である。

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重水炉(HWR)

重水炉(HWR：Heavy Water Reactor)は、重水(D₂O)を減速材としてもちいる原子炉。冷却にも重水をもちいるカナダ型炉(CANDU：Canadian Deuterium Uranium Reactor)、炭酸ガス(二酸化炭素)冷却の重水減速ガス冷却炉(HWGCR：Heavy Water Gas-Cooled Reactor)、軽水冷却の蒸気発生重水炉(SGHWR：Steam-Generating Heavy Water Reactor)などがある。後出の新型転換炉も重水炉のひとつである。

重水は、重水素(ジウテリム)の酸化物で、通常の水の中にも約0.015%存在しているが、これを分離して純度の高い重水をつくる。重水を減速材にすると、減速能が軽水の約1/10しかなく、軽水ほどは中性子が吸収されない。だが、そのために低濃度の²³⁵U(ウラン235)でも核燃料として利用でき、消費量も少ないという利点がある。しかし、重水の精製に大規模な設備を要するために電力の価格が高くなり、重水は中性子を吸収すると管理がむずかしいトリチウム(三重水素)になってしまう。

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ガス冷却炉(GCR)

ガス冷却炉(GCR：Gas-Cooled Reactor)は、炭酸ガスやヘリウムなどの気体を冷却材としてもちいる原子炉。上述の重水減速ガス冷却炉もそのひとつだが、代表的なものとしては、天然ウランを燃料とする炭酸ガス冷却、黒鉛減速のコールダーホール型炉(Calder Hall Type Power Reactor)がある。コールダーホールはイギリスの地名で、ここに建設された原子炉を原型とするので、この名がつけられた。1956年に、最初の実用炉(商用炉)として稼働を開始した原子炉でもあるが、もともとはプルトニウムの生産を主とし、発電を従とする二重目的炉である。

イギリスのほかにフランスやソビエト連邦(現、ロシア連邦)などでつくられ、日本ではすでに1963年に稼働を開始し、98年(平成10年)に廃炉となっている日本原子力発電・東海発電所(茨城県東海村)の日本初の商業用原子炉がコールダーホール型炉だった。より厳密には改良型コールダーホール型炉で、燃料棒の被覆にマグネシウム合金のマグノックスをもちいることから、マグノックス炉とよばれるものである。イギリスでは、濃縮ウランを燃料とする改良型ガス冷却炉(AGR：Advanced Gas-Cooled Reactor)もつくられている。

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増殖炉と転換炉

増殖炉(Breeder)と転換炉(Converter)は他の原子炉と比較して多くの核分裂性物質が炉心で生産できるようにした原子炉。核分裂によって消費される核分裂性の原子核よりも、それにともなう中性子によって新しく生成される核分裂性の原子核が多くなるような核分裂反応を「増殖」といっている。増殖の効率は「増殖比」という数値でしめし、

で定義される。このとき増殖比が1未満であれば、増殖比とはよばずに転換比(転換率)という。増殖比が1以上の核分裂反応を利用する原子炉を「増殖炉」といい、1未満の核分裂反応を利用する原子炉のことは「転換炉」といっている。

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増殖の仕組み

増殖炉の多くは、ウランの放射性同位体である²³⁸U(ウラン238)を増殖物質としてつかっている。²³⁸Uが炉の中で中性子を吸収すると、ベータ崩壊(→ 放射性崩壊)によって新しい核分裂性物質²³⁹Pu(プルトニウム239)に変換される。この一連の原子核反応は

となる。ベータ崩壊では原子核内の中性子が、陽子とベータ粒子に崩壊する。→核化学の「核種の崩壊」

そして、この反応では、最終生成物の²³⁹Puが中性子を吸収すると原子核が分裂して、平均2.8個の中性子を放出する。増殖炉では、放出された中性子の1個は次の核分裂をおこし、連鎖反応が持続されるように制御されている。平均して約0.5個の中性子が増殖炉構造や冷却材に吸収されてうしなわれ、最終的にのこった1.3個の中性子が²³⁸Uに吸収されて反応が継続し、さらに²³⁹Puを生産することになる。