今週の世界の研究所は、日本原子力研究開発機構(JAEA)の高温工学試験研究炉（High Temperature engineering Test Reactor）を取り上げます。
3月28日に冷却停止時の安全性確認試験をして、実証されたというニュースがありました。
https://xtech.nikkei.com/atcl/nxt/column/18/02298/032900009/
セラミックスで覆われた粒状の特殊な核燃料を使うことにより冷却が行われなくても安全性を確保しているそうです。熱媒体は950℃まで加熱されるヘリウムガスです。この熱を使って水素を作るそうですが、どうやるのでしょうか。
また、特殊な核燃料は誰が作っているのか、非公開情報もあるかもしれませんが、調べてみましょう。
https://www.jaea.go.jp/04/o-arai/nhc/jp/faq/httr.html
実証では中国が先行しているようですが、日本はイギリスとポーランドと連携しようとしています。
出力は30MWで、原発1基が100MWなのでその30％、日本の電力消費の最近のピークは2023年1月25日の10時の1.6億kW＝1600億W＝16万MW だそうですので、
https://www.fepc.or.jp/enterprise/jigyou/japan/
同型が5300基あれば日本の電力がまかなえることになります。
英語は https://en.wikipedia.org/wiki/HTR-PM から。
small modular nuclear reactor 小型モジュール式原子炉 modular は日本語訳がないかもしれません。「モジュール」をそのまま使うことが多いです。
pebble-bed 球床式 pebble は「小石」
“Each pebble is 60mm in diameter. They have an outer layer of graphite. Each contains some 12000 four layer, ceramic coated fuel particle of uranium (totaling 7g) enriched to 8.5% uranium-235 disersed in a graphite matrix.”
燃料球体は直径60㎜、外層はグラファイト、内部にウラン235を8.5%に濃縮したウランを4層セラミックコートした粒12000個（ウランとして全部で7g）がグラファイトに分散されている。
Reactor one achieved criticality. 第一反応器が臨界に達した。
https://en.wikipedia.org/wiki/High-temperature_gas-cooled_reactor もみてみましょう。
発明は米国で1944年だそうです。
HTGR uses helium coolant.
“The reator core can be either a “prismatic block” – reminiscent of a conventional reactore core – or a “pebble-bed” core.”
prismatic プリズム型の
reminiscent レミ「ニ」ッセント 類似物
a conventional reactor 旧来の原子炉
“The neutron moderator is graphite, although whether the reactor core is configured in graphite prismatic blocks or in graphite pebbles depends on the HTGR design.”
neutron moderator 中性子減速材
“Additionally, exposing helium to neutron radiation does not make it radioactive, unlike most other possible coolants.”
「加えてヘリウムを中性子に暴露しても他の冷媒候補と違って放射化しない。 」