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トリウム溶融塩炉 : ウィキペディア日本語版
溶融塩原子炉[ようゆうえんげんしろ]

溶融塩原子炉(ようゆうえんげんしろ、)は、溶融塩一次冷却材として使用する原子炉である。
多数の設計が行われたがそのうち少数が建設された。第4世代原子炉としてのひとつの概念である。
フッ化ウラン(IV) (UF4) など溶融状態のフッ化物塩を一次冷却剤としてそこへ核分裂物質を混合させ、黒鉛減速材とした炉心に低圧で送り臨界に到達させる。高温の溶融塩は炉心の外へ循環させ二次冷却材とを交換させる。燃料の設計はさまざまである。液体燃料原子炉特有の複雑な問題の発生を回避するため、溶融塩内に核分裂生成物を含まない構造の新型高温原子炉 (AHTR) も設計されている。
== 歴史 ==

=== 航空機用原子炉実験 ===

アメリカでの溶融塩型原子炉の研究は 2.5 MWth の原子炉実験装置を用い、高出力密度の動力源として原子力航空機に搭載する事を目的とした。計画は結果的にHTRE-l, HTRE-2,HTRE-3の3基の実験機を作って終わった。実験には溶融塩の NaF-ZrF4-UF4 (53-41-6 mol%) が燃料として使用され、酸化ベリリウムが減速材、液体ナトリウムが冷却材として使用され、最高運転温度は 860 ℃ だった。1954年、1000時間運転された。実験にはインコネル600合金が構造と配管に使用された。

抄文引用元・出典: フリー百科事典『 ウィキペディア(Wikipedia)
ウィキペディアで「溶融塩原子炉」の詳細全文を読む

英語版ウィキペディアに対照対訳語「 Molten salt reactor 」があります。



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