【用語解説】

高温工学試験研究炉（ＨＴＴＲ） 　我国初の黒鉛減速ヘリウムガス冷却型原子炉で、熱出力30MW、原子炉出口ガス最高温度は950℃である。平成10年11月10日に初臨界、平成13年12月7日に熱出力30MW及び原子炉出口ガス温度850℃、平成16年4月19日に原子炉出口ガス温度950℃を達成した。 高温ガス炉 　高温ガス炉は、�@冷却材には化学的に不活性なヘリウムガスを用いているため、冷却材が燃料や構造材と化学反応を起こさないこと、�A燃料被覆材にセラミックスを用いているため、燃料が1600℃の高温に耐え、核分裂生成物(FP)の保持能力に優れていること、�B出力密度が低く(軽水炉に比べ1桁程度低い）、炉心に多量の黒鉛等を用いているため、万一の事故に際しても炉心温度の変化が緩やかで、燃料の健全性が損なわれる温度に至らないこと等の安全性に優れた原子炉である。また、900℃を超える高温の熱を原子炉から取り出せることから、熱効率に優れるとともに、水素製造等の発電以外での利用など原子力の利用分野の拡大に役立つ原子炉である。 第４世代原子力システム 　第４世代原子力システムは、米国において提唱されたもので、第１世代（初期の原型炉的な炉）、第２世代（PWR、BWR、CANDU炉等）及び第３世代（ABWR、AP600等）に続く原子力システムであり、2020〜2030年頃の実用化を念頭においている。本原子力システムが具備すべき要件として、持続可能性（燃料の効率的利用、廃棄物の最小化と管理、核不拡散抵抗性）、安全性/信頼性（安全/信頼できる運転、敷地外緊急時対応の不要）、経済性（ライフサイクルコストの優位性）が提示されている。 超高温ガス炉（VHTR） 　超高温ガス炉は、900℃以上の原子炉出口温度で運転できる高温ガス炉で、第４世代の原子炉概念の一つとして採用されている。高効率発電とともに熱化学水素製造などの高温プロセス利用が可能である。我が国は上述のHTTRの建設・運転をベースとして研究開発の推進を主導している。また、米国、フランス等も高温ガス炉技術の開発を進めている。 シビアアクシデント 　設計基準事象を大幅に超える事象であって、安全設計の評価上想定された手段では適切な炉心の冷却または核分裂反応の制御ができない状態であり、その結果、炉心の重大な損傷に至る事象をいう。米国のスリーマイルアイランド事故及び旧ソ連（現ウクライナ）のチェルノブイル事故はシビアアクシデントに相当する。

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