超高温原子炉
超高温原子炉（ちょうこうおんげんしろ、英語: Very High Temperature Reactor，VHTR）は、1000度近い高温状態で発電を行う第4世代原子炉の一種である。ヘリウムを一次冷却材として使う方式が、最も開発が先行して実証炉段階にあるために高温ガス炉として知られているが、他に溶融塩原子炉または鉛冷却高速炉の超高温炉も研究されている。
概要 
超高温原子炉は発生熱の出口部分で600 - 1000度近い高温であり、熱効率の高いガスタービン複合発電が可能である。また高温ゆえ、熱化学水素製造や原子力エチレン焼成（水素副産）、原子力石炭液化（水素消費）、原子力製鉄など工業熱源としても期待されており、熱電併給が可能である。水素は石炭液化プラントや、重油・タールサンドタールを軽質油に転換する重質油水素化分解プラントに不可欠である。そして、熱効率向上によりウラン消費量や使用済み燃料の排出量が削減できる、冷媒が水でないため水素/水蒸気爆発しにくいなど、従来の軽水炉の欠点の多くを改善・一新する新世代炉である。
歴史
高温ガス炉の設計は1947年にオークリッジ国立研究所の電源発生部の職員によって最初に提案された。ドイツのルドルフ・シュルテン教授は、1950年代に開発を推進した。アメリカのピーチボトム原子力発電所は最初の発電用高温ガス炉であり、これは成功裏に終わり1966年から1974年にかけて技術的な証明の先駆者になった。高温ガス炉の設計の例の一つであるフォートセントブレイン原子力発電所は1979年から1989年にかけて運用された。この炉はいくつかの問題に苛まれ、経済的理由から炉は閉鎖されたものの、アメリカの高温ガス炉のコンセプトの証明として役立った。
高温ガス炉は英国のドラゴン炉、ドイツの AVR と THTR-300 、日本の高温工学試験研究炉（HTTR）、中国の HTR-10 などでも研究された。
これらの高温ガス炉をさらに効率的に運用するため超高温下で利用できるようにするための研究も多く行われ、これが超高温炉の研究のきっかけともなっている。最近では設計が事実上新型に更新され、現在は超高温ガス炉として知られる形式で提案されている。
高温ガス炉
高温ガス炉は一次冷却材に液体金属ではなくヘリウムを用いるガス直接冷却黒鉛炉である。大型化が困難であるが、非常に炉心溶融しにくい。
高温ガス炉の特徴としては、多くの設計において黒鉛を減速材とし、以前のような燃料棒でなく、何らかの形式で皮膜された粒状の燃料の集合体を基にしているなど受動安全性が重視されていることが挙げられる。ガス冷却の場合、商業利用されている高温ガス炉（黒鉛減速ガス冷却炉）と互換性がある。
超高温炉の中で、現在もっとも実用化に近い型式である高温ガス炉には二つのタイプがある。一方はペブルベッド炉であり、もう一方は六角柱型炉である。六角柱炉は炉心の形状からその名がついており、六角柱の燃料集合体の炭素ブロックが円形の圧力容器に会うように組み合わされており、ペブルベッド炉の設計は核燃料を黒鉛で覆った仁丹状の燃料を集め、6 cm 程度の球にしたものを圧力容器中心部に積み上げたものである。両方の炉で、出力要求や設計にあわせて格納容器の中央に黒鉛の塔を入り輪にしたものもある。
減速材
中性子の減速材は黒鉛であり、また、ペブルベッド方式、六角柱方式にかかわらず炉心の構成物にも黒鉛が多く含まれる。
燃料
超高温ガス炉において利用される核燃料はTRISO型燃料粒子と呼ばれており、炭化珪素セラミックと黒鉛によって被膜された燃料粒子である。TRISO粒子は燃料の中心核を持っており、多くの場合プルトニウムまたは二酸化ウランから構成される。しかしながら、炭化ウランや炭酸化ウランにも可能性はある。炭酸化ウランは酸素の量論量（酸化に必要な酸素量）を減らすためにウラン炭化物と二酸化ウランの混合物になっている。量論酸素量が少ないことは、炭素層の酸化によって生じる一酸化炭素によりTRICO粒子内圧力の上昇を抑える。TRISO粒子はペブルベッドの中にペブル（球状粒子）に分散させたり柱状に固められ、六角柱状の炭素ブロックに入れられる。アルゴンヌ国立研究所で考案されたQUADRISO燃料のコンセプトは進んだ核反応を良好に制御するために使われている。
冷却材
ヘリウムは多くの高温ガス炉に使われている冷却材で、ピーク温度と出力は炉心設計に依存する。ヘリウムは不活性気体であり、このためほとんどの素材に対して化学反応が起こらない。加えて、ほかの冷却材と比べ、中性子の放射にさらされても放射化しない。
ヘリウム以外の冷却材
ヘリウム以外に超臨界CO2サイクルガスタービン発電でも同等の高効率発電が可能。最初期の黒鉛減速ガス冷却炉では冷却材に二酸化炭素を使用していたが当時の技術では20MPaを超える圧力と600℃を超える高温に耐える素材が開発されていなかったため、軽水炉に比べ経済性が劣り現在の軽水炉が主流となりガス冷却炉は使用されなくなっていった。
直接サイクル高速炉として2000年に超臨界CO2サイクルを使用した高速炉が特許申請されている。
高温状態のナトリウムでも水程反応しない（250℃以下では反応が起きない）ため、冷却に液体金属を使用する高速増殖炉でも有用な二次冷却材の候補である。
超臨界CO2サイクルガスタービン発電は火力発電分野においても利用が可能で東芝が30MPa/1100℃級発電プラントの実証実験を2017年から米国で実施する予定。
現状ではヘリウムにおいて950℃の超高温による水素製造の実証、ヘリウムより圧力が高圧となり原子炉・配管製造で不利な点があるため、超臨界CO2サイクルの採用はされていない。
運用
炉心では六角柱型の制御棒が練炭状に穴の開いた黒鉛ブロックの穴に差し込まれている。ペブルベッド炉が利用された場合、超高温炉は以前の PBMR 炉のように運用され、制御棒は周囲の黒鉛反射体に差し込まれる。制御は中性子吸収材を含む小球を追加することで可能である。
安全性とその他の利点
高温ガス炉の具体的な設計では、ヘリウムの不活性で反応性を持たない性質と、黒鉛の持つ大きな熱慣性の性質を最大限活用するよう最適化され、固有の安全性を持つ。炉心が黒鉛で構成されていることから、高温でも大きな熱容量と強固な構造安定性を持ち、酸炭化ウランで被覆された燃料によって核分裂生成物の保持能力の高さと200G Wd/tに達する高燃焼度を実現する。また、1000度近い高い炉心出口温度により、熱エネルギーを工業的なプロセス加熱用途として利用が可能である。
さらなる耐熱性向上を目指し炭化ジルコニウム被覆の開発が進んでいる。
耐熱温度を倍に引き上げることで運転温度が1000℃以上も可能になりヘリウムガスタービン発電の効率向上や反応速度が速いITMK3などの高温製鉄への熱源利用等が可能になるとみられる（現在は中東などで行われている800-900度での直接還元製鉄のみ原子力製鉄が可能）。
日本
2016年3月18日実際の機器を使用した熱化学法ISプロセスによる水素製造実験に成功と日本原子力研究開発機構が発表。今後実際の原子炉による稼働を目標に研究を進める予定。
2017年にはポーランド及びイギリスと高温ガス炉技術の協力を開始した。
ポーランド
上記の日本との協力において、ポーランド国立原子力研究センター（NCBJ）は研究用高温ガス炉（熱出力10MW）と実用高温ガス炉（熱出力200～350MW）の導入を検討している。
南アフリカ
ペブルベッド炉の一種であるPBMRを開発しているが、2010年南アフリカ政府は同計画への資金提供を中止した。
中国
2009年に計画されたペブルベッド型高温ガス炉2基からなる原子炉は2013年竣工予定であった。2011年に着工され2016年2月にほぼ完成した。この合計電気出力20万kWの「HTR-PM」（石島湾原子力発電所1号機）は実証炉の段階にあり2018年には試運転が認可された。今後は商業利用も予定している。
中国で初の商用型60万kW級高温ガス炉の建設が決定。
サウジアラビア
サウジアラビアが中国の核工業建設集団公司（CNEC）と高温ガス炉建設に関する了解覚書を締結。建設時期は未定。
インドネシア
中国核工業建設集団公司（CNEC）は高温ガス炉実験炉をインドネシアで開発する協力協定に調印。建設時期は未定。
イギリス
英AMECフォスターウィーラー社は中国の核工業建設集団公司（CNEC）と高温ガス炉共同開発に関する了解覚書を締結。英国等で高温ガス炉建設を念頭に技術開発協力を行う方針。また、英のロールス・ロイス社も同日、核工業建設集団公司（CNEC）と民生用原子力分野における戦略的協力強化で契約を締結したと発表。
イギリスに所在する多国籍企業のURENCO社が上記の日本との高温ガス炉分野での協力において覚書を日本原子力研究開発機構と締結している。同社はポーランド国立原子力研究センターと協力関係にある。
アメリカ
米Ｘ－エナジー社は米国の大手電力のサザン・ニュークリア社と高温ガス炉の商用化を協力を行う了解覚書（MOU）を締結したと発表。
米Ｘ－エナジー社のペブルベッド型高温ガス炉（HTGR）及びサザン・ニュークリア社傘下企業が開発した溶融塩高速炉（MCFR）に米エネルギー省（DOE）がそれぞれに4000万ドル（40億円）の投資支援対象に選定される。
溶融塩超高温炉
溶融塩冷却材を使った形式の超高温炉は、進展型高温炉に類似しており、液体フッ化塩が仁丹型の燃料の冷却に使われる。これは一般的な超高温炉の設計と多くの特徴を共有しているが、ヘリウムの代わりに溶融塩を利用している。仁丹型の燃料は溶融塩の中で漂い、このため流体冷却材の中に導入されたばかりの重い燃料は炉の底に運ばれ、使い果たされ軽くなった上部のものから再循環のために取り除かれる。溶融塩超高温炉は多くの魅力的な特徴を持っている。溶融塩の沸騰温度が1400度以上であることからくる高温で働く能力、低圧下の運用、高い出力、同じ状態で運用されるヘリウム冷却炉よりも優れた電気変換効果、受動的安全システム、事故発生時の核分裂生成物のより高い保持力などがその特徴となっている。一方で、溶融塩の金属への腐食性はこのタイプの原子炉を進める足かせとなっている。
素材開発
超高温炉では熱と高い中性子量、また、溶融塩が採用された際には腐食性の環境といった問題があるため、従来の原子炉の限界を超える素材を必要としている。超高温炉を含む様々な第4世代原子炉の一般的な研究の中で、Murty と Charit は、「超高温炉に利用するために経年した後であっても、圧力下、非圧力下問わず高い安定性を持ち、振動耐性、展性、強度が維持でき、耐食性も初期的候補になる素材」を提案している。ニッケル基の超合金、炭化ケイ素、特定の品質のグラファイト、高クロム鉄、耐熱金属などのいくつかの素材が提案されている 。超高温炉を建設する前に対処しなければならない問題を明確にするために、アメリカ国立研究所の指揮でさらなる研究が行われている。
核融合炉での研究
核融合炉の冷却系においても溶融塩を使用する検討がなされている。高温まで扱える特性と溶融塩に含まれるリチウムに中性子を当てヘリウムとトリチウムに分裂する反応で核融合の燃料を生産する目的で研究が行われている。
リチウム、ナトリウム、カリウムとフッ素の化合物（塩）を混合したFLiNaKも溶融塩の候補となっている。
溶融塩超高温炉同様に腐食性の問題を抱えており低放射化フェライト鋼、バナジウム合金、SiC/SiC複合材料が耐食材料の候補に挙がっている。研究結果次第では溶融塩超高温炉へ応用が見込まれる。
AHTR 
2002年に米国のオークリッジ国立研究所が概念を提案した、溶融塩炉の燃料を液体燃料から高温ガス炉と同様の粒状の固体燃料に変え高温下での利用を考えた新型高温原子炉 （AHTR） という計画があるが、これは溶融塩利用の超高温原子炉に分類することができる。