Ngôn ngữ
Không có dữ liệu
Thông báo
Không có thông báo mới
reactor、GFR)は現在開発中の原子炉の設計。第4世代原子炉とされており、高速中性子炉で、親物質(英語版)の効率的転換とアクチノイドの操作による閉じた核燃料サイクルが特徴である。 原子炉設計はヘリウム冷却系運用型の原子炉設計では、出口温度が850°C程で高い熱効率のためブレイトン密閉サイクルガスタービン(英語版)が使
冷却材として炭酸ガスを、減速材として重水を使用し、核分裂反応により生じた熱エネルギーを高温のガスとして取り出す。 減速材に重水を用いることで燃料の燃焼効率および燃料転換率の向上を図り、冷却材にガスを用いることで高価な重水の漏洩や濃度低下を防止できるという考えのもと開発された。これまで4基が建設されたが、中性子吸収が
せられるように設計されている。連鎖反応を停止させるための中性子吸収材として硝酸ガドリニウム(Gd(NO3)3)を用い、これを水平ノズル機構に繋がる管路に蓄えてある。このノズルには3系統の制御回路により制御される電動弁が取り付けられている。原子炉の緊急停止が必要になる事態が検出されて3系統の制御回路の
- 炉心に組み込まれた冷却系による熱除去、複数用意されたシャットダウン機構、故障時に核毒を利用してシャットダウンするフェイルセーフ機構 - を備えている。核分裂の熱による高温・高圧は化学反応や核分裂そのものを加速するため、熱の蓄積を防ぐ取り組みが重要となる。改良型重水炉では反応
黒鉛減速ガス冷却炉(こくえんげんそくがすれいきゃくろ)とは減速材に黒鉛、冷却材にガスを使用する原子炉である。ガスには二酸化炭素やヘリウムが使用される。 日本でも1965年に初臨界した日本初の商業用原子炉である東海発電所があったが、新設原子炉と比較して経済性の悪さから1998年に営業運転が停止され2001年12月から解体されている。
冷却(れいきゃく)とは物体から熱を奪うことにより温度を下げ、その奪った熱を(最終的には)別の場所へと放出する過程をいう。 周囲よりも熱いものを冷却する場合、空冷や水冷を用いるのが簡単である。しかし、環境よりも低い温度を得るのは、加熱と比較するとそれほど簡単ではない。たとえば水を加熱して沸騰させるこ
鉛ビスマスの鋼材腐食は酸化膜が形成される酸化型の腐食であるのに対し、リチウム鉛の鋼材腐食は溶出型の腐食である点が大きく異なる。 SSTAR(英語版) ^ Gen4 forum ^ Pb-Bi冷却直接接触沸騰水型小型高速炉の概念設計・安全性評価 ^ 各種冷却材を有する高速増殖炉に関する プラント設計評価
ナトリウム冷却高速炉(なとりうむれいきゃくこうそくろ、英語:Sodium-cooled Fast Reactor、略称:SFR)とは冷却材として液体金属ナトリウムを使う減速材のない高速炉である。 原子力開発の初期から存在する炉型であり、世界初の原子力発電に成功したEBR-I(冷却材はナトリウム