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Detail Kata

PRISM (原子炉)

原子炉による解決策としての提案であり、放射性廃棄物に対処するために米国議会に提案した先進的リサイクルセンターの一部である。 2010年10月、GEHはアメリカ合衆国エネルギー省のサバンナ・リバー・サイト(en)の運用責任者達と、アメリカ合衆国原子

Kata Terkait

原子炉

普通の水（軽水）を減速材に用いる原子炉。沸騰水型原子炉 (BWR)、加圧水型原子炉 (PWR)の二方式が主に用いられている。 重水減速炉（heavy water moderated reactor、重水炉） 重水を減速材に用いる原子炉。 黒鉛減速炉（graphite moderated reactor、黒鉛炉） 黒鉛を減速材に用いる原子炉。

S3G (原子炉)

(SSRN-586)に搭載する原子炉のプロトタイプとして設計された。このプラントの設計上の特徴として、横置きされた蒸気発生器（U字型の細管が水平方向に並んでいる）と、潜水艦用プラントとしては唯一の脱気式給水タンク（deareating feed tank, DFT）を備えることが挙げられる。

原子炉スクラム

(英: scram, SCRAM) とは、原子炉が緊急停止した状態、または、原子炉を緊急停止させることである。加圧水型原子炉では、原子炉トリップ（げんしろトリップ、英: reactor trip）ということがある。多くの場合、スクラムは、通常の原子炉の停止手順の一部でもある。

フェニックス (原子炉)

フェニックス(仏: Phénix)とは、フランスの高速増殖炉である。出力233MWeと小さいFBRのプロトタイプであった。所在地はガール県のマルクール原子力地区である。後に続いて建設された実物大プロトタイプ炉のスーパーフェニックスが閉鎖された後も運転が継続された。

S1C (原子炉)

はアメリカ海軍の艦艇向け発電・推進用原子炉の原型炉である。 型式名のS1Cは以下のような意味である。 S = 潜水艦用 1 = 設計担当メーカにおける炉心設計の世代 C = 設計担当メーカ（コンバッション・エンジニアリング（英語版）） この原子炉は、試験艦USS タリビー (SSN-597)に搭載する原子炉

S5G (原子炉)

はアメリカ海軍の艦艇向け発電・推進用原子炉である。 型式名のS5Gは以下のような意味である。 S = 潜水艦用 5 = 設計担当メーカにおける炉心設計の世代 G = 設計担当メーカ（ゼネラル・エレクトリック） S5Gは2ループの冷却系と2基の蒸気発生器を備える加圧水型原子炉であった。 一次冷却材

S2W (原子炉)

ノーチラスの建造プログラムでは、原子炉を3基製造することになっていた。1基は陸上での研究・試験用（S1W）、もう1基は艦載用（S2W）、残りの1基は予備であった。シーウルフ (SSN-575)は溶融金属冷却原子炉であるS2Gを搭載していたが、過熱器の問題（冷却材としてナト

S5W (原子炉)

2015年現在、「ダニエル・ウェブスター（MTS-626）」と「サム・レイバーン（MTS-635）」に搭載された2基のS5Wが稼働している。これらの「繫留訓練艦」は旧チャールストン武器庫でアメリカ海軍の原子炉運転員の訓練に使用されている。 どちらの艦も、事故の際に非常用冷却水を供給するディーゼルエン

S2G (原子炉)

冷却炉である。 型式名のS2Gは以下のような意味である。 S = 潜水艦用 2 = 設計担当メーカにおける炉心設計の世代 G = 設計担当メーカ（ゼネラル・エレクトリック） S2Gは原潜シーウルフの建造時に搭載された原子炉であり、冷却材としてナトリウムを用いるナトリウム冷却高速炉

A2W (原子炉)

追従して原子炉出力を操作しなくてもよくなっている。 原子炉で高温になった水（加圧された一次冷却水）が熱交換器（蒸気発生器）に送られ、管壁を介して二次冷却水に熱交換する。A1W および A2W では一次冷却水の温度は274～285℃の間に制御

A1W (原子炉)

するように接続されていた。 A1Wの目的は海上のエンタープライズのシミュレートだったため、蒸気を艦載機の発艦を模擬する2台の復水器に流すこともできるようになっていた。また、主発電機で発電した電気は、艦内の電力負荷を模擬するため、水槽に浸した電極に通電することで消費するようになっていた。

S8G (原子炉)

750tにもなった。 原型炉はニューヨーク州ミルトンにあるノルズ原子力研究所（英語版） ケッセルリング・サイトに設置された。原型炉は1980年代を通じて試験と乗組員の訓練に利用された。1994年には炉心がシーウルフ級原子力潜水艦用に設計されたS6Wのものと交換された。 原型炉

クレメンタイン (原子炉)

クレメンタインは1946年から順調に運転されていたが、1950年に粗調整用制御棒に発生した不具合を修理するために停止された。 このとき、天然ウランの棒が破断しているのが見つかったため交換して再起動することになった。 その後、1952年までは再び順調に運転されていたが、今度は燃料棒が破断してしまった。これにより一次冷却材の

プール型原子炉

プール型原子炉（ぷーるがたげんしろ、英語: Pool-type reactor）とは格納容器を備えない開放型の原子炉。スイミングプール型原子炉（英語: Swimming pool reactor）とも呼ばれる。 主に研究用原子炉で使用され、炉心を水深10ｍ程度のプールの底近くに吊し、プール

停止 (原子炉)

停止（ていし）とは、原子炉において、未臨界であり、技術仕様書に基づき定義された以上の余裕(停止余裕)がある状態を指す。原子炉のコントロールキーが固定されていること・燃料の移動が進行中でないこと・コントロールシステムのメインテナンスが行われていないことを、停止の要件に含めることもある。 停止余裕

T-15 (原子炉)

れたトカマク型の設計に基づいている。プラズマの制御のために超伝導磁石を利用した最初の核融合研究炉である。 T-15は1988年に最初のプラズマ生成を達成した。1996年から1998年にかけてITERの設計作業のための予備研究のために超伝導磁石を使った改良が行われた。 2005年1月、実験は資金不足から中止された。

原子炉安全性研究炉

原子炉安全性研究炉（英語: Nuclear Safety Research Reactor, NSRR）は、日本原子力研究開発機構が運転する研究用原子炉である。原子力科学研究所（茨城県東海村）に設置されている。 原子力事故に近い状態を疑似的に再現することで、より安全な原子炉

研究用原子炉

利用目的によって、材料試験炉（Materials Testing Reactor ; MTR）、教育訓練炉、ビーム炉（Beam Reactor）、ラジオアイソトープ生産炉などに分類される。 材料試験炉とは中性子線を様々な照射条件で照射することが出来るように設計された研究炉である。原子炉の燃料や構成材料を加速試験

原子炉の一覧

Program)によって設計され、基地の電源や熱源として使用された アトーチャ発電所 Atucha I…加圧型重水炉(PHWR)。出力335MWe。1968年建設開始、1974年運転開始 Atucha II…加圧型重水炉(PHWR)。出力692MWe。1980年に建設が開始され、建設中