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高温工学試験研究炉 (High Temperature engineering Test Reactor:HTTR) とは、日本原子力研究所（現 : 日本原子力研究開発機構）が茨城県大洗町に建設した実験用の原子炉である。炉の形式は、冷却材としてヘリウムを利用した黒鉛減速ガス冷却炉である。燃料集合体は、ペブルベット型とは異なる六角柱型となっている。 1999年に出力30MWを達成した。2004年には950℃の原子炉出口冷却材温度を達成している。 また、固有の安全性を実証するため、冷却材流量低下試験等も行われている。 この原子炉は、発電だけではなく、IS法(:en:Sulfur-iodine cycle)による熱化学水素製造に充分な熱量が得られるかの試験も行うことが目的とされていた。 現在、この炉の技術を元にカザフスタンのクルチャトフに高温ガス炉による熱併給発電所を建設する検討が進められている。 == 関連項目 == * 原子炉 * 黒鉛減速ガス冷却炉 * 原子力発電所 * 超高温原子炉 * 日本原子力研究開発機構（旧日本原子力研究所） 抄文引用元・出典: フリー百科事典『 ウィキペディア（Wikipedia）』 ■ウィキペディアで「高温工学試験研究炉」の詳細全文を読む 英語版ウィキペディアに対照対訳語「 HTTR 」があります。 スポンサード リンク
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