航空機用原子力推進

直接サイクル式原子力エンジンは、燃焼室のない従来のジェットエンジンに似ています。圧縮機部で生成された高温圧縮空気は、原子炉炉心に送られます。そこで空気はさらに加熱され、原子炉を冷却します。その後、空気はタービンを通して膨張し、圧縮機を駆動した後、高速で噴射されて推力を発生させます。つまり、ジェット燃料の代わりに、航空機は核反応の熱を利用できるのです。

オハイオ州エベンデールに拠点を置くゼネラル・エレクトリック社の計画は、その簡素さ、信頼性、適合性、そして迅速な起動能力といった利点から推進された。従来のジェットエンジンの圧縮機部とタービン部が使用され、圧縮空気は原子炉を通って加熱された後、タービンから排出される仕組みだった。

間接サイクル方式では、炉心外部で熱交換が行われ、圧縮機の空気が熱交換器に送られます。原子炉の炉心では、加圧された水または液体金属が加熱され、これも熱交換器に送られます。その高温の液体は空気によって冷却され、空気は液体によって加熱されてタービン（圧縮機の動力源）を通過し、排気口から排出されて推力を得ます。

間接空気サイクル計画は、コネチカット州ミドルタウン近郊の施設にあるプラット・アンド・ホイットニー社に割り当てられた。このコンセプトでは、放射性汚染ははるかに少なくなるはずだった。1つまたは2つの液体金属ループが原子炉からエンジンに熱を運ぶ。この計画では、熱交換器、液体金属ターボポンプ、ラジエーターなど、航空機での使用に適した多くの軽量システムの研究開発に多大な労力が費やされた。間接サイクル計画は、飛行可能なハードウェアの製造には程遠いものだった。^{[ 4 ]}

米国航空機原子炉実験（ARE）は、原子力爆撃機のエンジンとして使用するために、高出力密度と高出力温度を達成するように設計された、2.5 MW _{th の}熱スペクトル原子炉実験でした。原子力航空機が従来型動力航空機よりも優れている点は、飛行時間が桁違いに長く、核武装したソ連の敵対国に対して効果的な核戦略抑止力を提供できることです。AREは、建設および運転された最初の溶融塩原子炉（MSR）でした。燃料として溶融フッ化物塩NaF – ZrF ₄ – UF ₄（53–41–6 mol%）を使用し、六方晶系の酸化ベリリウム（BeO）で減速され、最高温度は 860 °C でした。減速材と反射材を冷却するために、冗長な液体ナトリウム冷却システムが使用されました。二次ヘリウムガス冷却ループが一次冷却材の周囲を循環し、熱を水ラジエーターに伝達し、そこで熱出力が大気中に放出された。反応度制御棒が設置され、制御棒がAREの出力を決定するのではなく、出力需要が決定し、反応度の温度係数が負であるため、出口温度と入口温度に影響することがわかった。AREは221時間、_最大2.5 MWthの出力で運転された。^{[ 5 ]}  

1951年9月5日、アメリカ空軍はANP計画のMX-1589プロジェクトの下、改造されたコンベアB-36ピースメーカー^{[ 6 ]}に原子炉を搭載して飛行させる契約をコンベア社に与えた。NB -36H核試験機（NTA）は、航空機搭載原子炉の遮蔽要件を研究し、核航空機が実現可能かどうかを判断することを目的としていた。これは、稼働中の原子炉を搭載した米国による唯一の航空機搭載原子炉実験として知られている。NTAは西テキサスと南ニューメキシコ上空で原子炉をテストするために合計47回飛行した。航空機遮蔽試験原子炉（ASTR）と名付けられた原子炉は稼働していたが、航空機に動力を供給するものではなかった。飛行プログラムの主な目的は遮蔽の有効性をテストすることであった。NTAの結果に基づき、X-6と核航空機プログラム全体は1961年に中止された。

AEC/USAF ANPプログラムの一環として、1956年に改造されたゼネラル・エレクトリックJ47が、熱伝達原子炉実験1（HTRE-1）として知られる原子炉試験装置を使用して初めて原子力で運転されました。垂直方向の制御棒を使用していたHTRE-1は、取り外し可能な炉心で再構成され、追加試験のためにHTRE-2になりました。HTRE-3は、機体での使用に適した水平方向の制御棒を試験するために別途製造されました。^{[ 7 ]}

廃止されたHTRE-2およびHTRE-3原子炉と試験用原子炉は、アイダホ国立研究所の実験増殖炉Iの駐車場で一般公開されている。

1957年2月5日、プラット・アンド・ホイットニー航空機会社（PWAC）の循環燃料炉プログラムの一環として、オークリッジ国立研究所（ORNL）の臨界実験施設で別の原子炉が臨界に達した。これはPWAR-1、プラット・アンド・ホイットニー航空機用原子炉1号機と呼ばれた。この実験の目的は、PWAC原子炉の理論的に予測された核特性を実験的に検証することであった。実験は短期間しか行われず、1957年2月末までにすべてのデータが取得され、解体作業が開始された。実験は実質的にゼロの核出力で行われた。運転温度は約675 ℃（1,247 °F）に一定に保たれ、これはPWAR-1減速材の設計運転温度にほぼ相当する。この温度は外部ヒーターによって維持された。2.5MWtのAREと同様に、PWAR-1はNaF-ZrF4-UF4を主燃料および冷却材として使用した。^{[ 8 ]}