高温ガス冷却炉

高温ガス炉（HTGR）は、ウラン燃料と黒鉛減速材を使用して非常に高い炉心出力温度（700～950 ℃）を生成するガス冷却式原子炉の一種です。 ^{[ 1 ]}既存のHTGR原子炉はすべてヘリウム冷却材を使用しています。原子炉炉心は、「プリズムブロック」（従来の原子炉炉心を彷彿とさせる）または「ペブルベッド」炉心のいずれかです。中国華能集団は現在、中国の山東省で、2基のペブルベッドHTGRを備えた250MWのHTGR発電所であるHTR-PMを運営しています。 

HTGR原子炉の高い運転温度は、プロセス熱の利用や、熱化学的な硫黄-ヨウ素サイクルによる水素製造といった用途を可能にする可能性がある。HTGRの発展形として提案されているのが、第4世代超高温原子炉（VHTR）である。

高温ガス冷却炉を発電に利用することは、1944 年に当時シカゴ大学冶金研究所の化学部門の副所長であったファリントン・ダニエルズによって提案された。ダニエルズは当初、ベリリウム減速材を使用した原子炉を構想していた。この高温設計案の開発は、クリントン研究所（現在のオークリッジ国立研究所）のパワーパイル部門で 1947 年まで続けられた。 ^{[ 2 ]}ドイツのルドルフ・シュルテン 教授も 1950 年代の開発に一役買っていた。ピーター・フォーテスキューは、ゼネラル・アトミックス在籍時に、高温ガス冷却炉 (HTGR) およびガス冷却高速炉(GCFR) システムの初期開発を担当したチームのリーダーであった。^{[ 3 ]}

米国のピーチボトム1号機は、発電を行った最初の高温ガス炉であり、1966年から1974年まで技術実証機として非常に成功裏に稼働した。フォート・セント・ヴレイン発電所は、この設計の一例であり、1979年から1989年まで高温ガス炉として稼働した。この原子炉はいくつかの問題に見舞われ、経済的な要因により廃止されたが、米国における高温ガス炉の概念の証明となった（ただし、それ以降、米国では新たな商業用高温ガス炉は開発されていない）。^{[ 4 ]}

実験的な高温ガス炉は、英国（ドラゴン原子炉）とドイツ（AVR原子炉とTHTR-300）にも存在し、現在では日本（角柱状燃料を使用する高温工学試験炉、_出力30MWth）と中国（ペブルベッド設計、出力10MWeの_HTR -10）にも存在している。中国では、2基の本格的なペブルベッド型高温ガス炉であるHTR-PM原子炉（それぞれ出力100MW）が2021年現在稼働している。^{[ 5 ]}

この設計は、ヘリウム冷却黒鉛減速炉心の固有の安全特性を特定の設計最適化によって活用しています。黒鉛は大きな熱慣性を持ち、ヘリウム冷却材は単相で不活性であり、反応度への影響はありません。炉心は黒鉛で構成されており、高温でも高い熱容量と構造安定性を備えています。燃料は被覆ウランオキシカーバイドで、高い燃焼度（200  GWd/t に迫る）を可能にし、核分裂生成物を保持します。VHTR の平均炉心出口温度が高い（1,000  °C）ため、排出物のない高品位プロセス熱の生成が可能です。原子炉は 60 年間の運転を想定して設計されています。^{[ 10 ]}

• アイダホ国立研究所 VHTR ファクトシート
• 「VHTRプレゼンテーション」(PDF)。2009年2月25日にオリジナル(PDF)からアーカイブされました。2005年11月24日に取得。（2002年より）
• 第4世代国際フォーラムVHTRウェブサイト
• 「INL VHTRワークショップ概要」(PDF)。2007年11月29日にオリジナル(PDF)からアーカイブされました。2005年12月21日に取得。
• 「欧州VHTR研究開発プログラム：RAPHAEL」。2012年7月22日にオリジナルからアーカイブ済み。2015年7月1日に取得。
• ペブルベッド型先進高温原子炉（PB-AHTR） 2010年10月6日にWayback Machineにアーカイブされました
• IAEA高温ガス炉知識ベース
• ORNL NGNPページ
• INLによるLS-VHTRの熱水力解析
• 2014年のIFNECにおけるアレバ社のSC-HTGRに関するスライド：2016年3月4日にWayback Machineにアーカイブされました
• 原子力エネルギー局は2014年4月にIAEAに報告書を提出した。