ブラウザよりも高速アクセス！核分裂炉と高速増殖炉間の類似点
核分裂炉と高速増殖炉は（ユニオンペディアに）共通で14ものを持っています: 加速器駆動未臨界炉、原子炉、中性子線、ウラン235、冷却材、非常用炉心冷却装置、高速中性子、軽水炉、黒鉛炉、重水炉、MOX燃料、核分裂反応、核燃料、減速材。
加速器駆動未臨界炉
加速器駆動未臨界炉（かそくきくどうみりんかいろ、accelerator-driven subcritical reactor、ADS）とは、加速器で未臨界状態の核燃料体系を駆動させるシステムをいう。より具体的には、加速器によって加速された陽子線をターゲットに照射して核破砕反応を起こし、それによって生成された中性子を臨界量に達しない核燃料を装荷した原子炉に照射することで核分裂反応を起こしてエネルギーを発生させる原子炉システムである。 原子炉自体は未臨界であるため、異常時には加速器を停止すれば急速に出力が低下するという利点があるが、技術的課題および同様のシステムの運転経験が無いことなど開発課題も多い。研究開発は進められているものの、2009年時点で全体として「基礎研究段階」にあるとされる。.
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原子炉
建設中の沸騰水型原子炉（浜岡原子力発電所）国土航空写真 原子力工学における原子炉（げんしろ、nuclear reactor）とは、制御された核分裂連鎖反応を維持することができるよう核燃料などを配置した装置を言う。.
中性子線
原子核物理学における中性子線（ちゅうせいしせん、neutron beam）とは中性子の粒子線を言う。.
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ウラン235
ウラン235(uranium-235, U)はウランの同位体の一つ。1935年にArthur Jeffrey Dempsterにより発見された。ウラン238とは違いウラン235は核分裂の連鎖反応をおこす。ウラン235の原子核は中性子を吸収すると2つに分裂する。また、この際に2個ないし3個の中性子を出し、それによってさらに反応が続く。原子力発電では多量の中性子を吸収するホウ素、カドミウム、ハフニウムなどでできた制御棒で反応を制御している。核兵器では反応は制御されず、大量のエネルギーが一気に解放され核爆発を起こす。 ウラン235の核分裂で発生するエネルギーは一原子当たりでは200 MeVであり、1モル当たりでは18 TJである。 自然に存在するウランの内ウラン235は0.72パーセントであり長倉三郎ほか編、『』、岩波書店、1998年、項目「ウラン」より。ISBN 4-00-080090-6、残りの大部分はウラン238である。この濃度では軽水炉で反応を持続させるのには不十分であり、濃縮ウランが使われる。一方、重水炉では濃縮していないウランでも使用できる。核爆発を起こさせるためには90パーセント程度の純度が求められる。.
冷却材
冷却材（れいきゃくざい）とは、核分裂によって放出される熱を、原子炉から取り出す役割を果たす流体のこと。.
非常用炉心冷却装置
非常用炉心冷却装置（ひじょうようろしんれいきゃくそうち、、、緊急炉心冷却装置）は、水を冷却材として用いる原子炉の炉心で冷却水の喪失が起こった場合に動作する工学的安全施設である。炉心に冷却水を注入することで水位を保ち核燃料を長期に渡って冷却し燃料棒の損壊を防止する。この作動は原子炉の停止を意味する。.
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高速中性子
速中性子(こうそくちゅうせいし、Fast Neutron)とは、エネルギー値の高い中性子を指す。厳密な定義は無いがエネルギー値が0.1 - 1.0MeV（メガ電子ボルト)よりも大きいものを指すことが一般的である。 中性子の速度は、そのエネルギー値から求める事が出来る。.
軽水炉
軽水炉（けいすいろ）は、減速材に軽水（普通の水）を用いる原子炉である。 水は安価で大量に入手でき、高速中性子の減速能力が大きく、冷却材を兼ねることも出来る。しかし、中性子吸収量が大きいため、運転に必要な余剰反応度を確保するには、濃縮ウランを燃料とする必要がある。 アメリカで開発され、世界の80％以上のシェアを占めている（原子炉基数ベース、1999年時点）。 2007年現在、日本で商用稼動している原子力発電所は全て軽水炉。.
黒鉛炉
黒鉛炉（こくえんろ）とは、減速材に黒鉛（炭素）を用いる原子炉のこと。黒鉛減速原子炉 (Graphite moderated reactor)とも言われる。 黒鉛は安価で大量に入手でき、中性子の吸収が少なく減速能力も比較的大きな優秀な減速材である。中性子吸収量が少ないため、黒鉛炉は濃縮していない天然ウランを燃料として使用できる。 世界ではこの炉が約12%使われている（原子炉基数ベース、1999年現在）。エンリコ・フェルミの世界最初の原子炉「シカゴ・パイル1号」がこの形式。現在の商用黒鉛炉の直接のルーツはプルトニウム生産炉（原子爆弾の材料を作る為の炉）である。.
重水炉
重水炉（じゅうすいろ、HWR:Heavy Water Reactor）は、減速材に重水を用いる原子炉のこと。加圧水型がほとんどであり、この場合はPHWRとよばれる。 重水は高価で、高速中性子の減速能力は軽水に劣る。しかし、中性子吸収量が小さく（軽水の300分の1）減速材として優れており、燃料として安価な天然ウランを使用できる。このため、天然ウラン資源が豊富なカナダが開発に取り組み、1960年代に重水減速重水冷却圧力管型炉(CANDU炉)を実用化した。 現在商業運転されている重水炉は全てこのCANDU炉およびその発展型であり、2010年1月末現在、運転中43基、建設中7基、計画中4基となっている。.
MOX燃料
MOX燃料（モックスねんりょう）とは混合酸化物燃料の略称であり、原子炉の使用済み核燃料中に1%程度含まれるプルトニウムを再処理により取り出し、二酸化プルトニウム（PuO2）と二酸化ウラン（UO2）とを混ぜてプルトニウム濃度を4-9%に高めた核燃料である。主として高速増殖炉の燃料に用いられるが、既存の軽水炉用燃料ペレットと同一の形状に加工し、適切な核設計を行ったうえで適切な位置に配置することにより、軽水炉のウラン燃料の代替として用いることができる。これをプルサーマル利用と呼ぶ。MOXとは（Mixed OXide 「混合された酸化物」の意）の頭文字を採ったものである。.
核分裂反応
核分裂反応（かくぶんれつはんのう、nuclear fission）とは、不安定核（重い原子核や陽子過剰核、中性子過剰核など）が分裂してより軽い元素を二つ以上作る反応のことを指す。オットー・ハーンとフリッツ・シュトラスマンらが天然ウランに低速中性子(slow neutron)を照射し、反応生成物にバリウムの同位体を見出したことにより発見され、リーゼ・マイトナーとオットー・ロベルト・フリッシュらが核分裂反応であると解釈し、fission（核分裂）と命名した。.
核燃料
核燃料（かくねんりょう、nuclear fuel）とは、核分裂連鎖反応を起こし、エネルギーを発生させるために相当期間原子炉に入れて使うものを言う。ウラン233 (U)、ウラン235 (U)、プルトニウム239 (Pu) などを指す。.
減速材
減速材（げんそくざい、）とは原子力発電において核分裂後に放出される中性子の速度を下げる役割を果たすもの。.
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核分裂炉と高速増殖炉の間の比較
高速増殖炉が83を有している核分裂炉は、44の関係を有しています。 彼らは一般的な14で持っているように、ジャカード指数は11.02%です = 14 / (44 + 83)。
参考文献
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