原子力工学における熱中性子炉（ねつちゅうせいしろ、）とは、主に熱中性子によって核分裂連鎖反応を維持する原子炉を言う。水（軽水・重水）または黒鉛などの減速材を必要とする。原子炉内の核分裂連鎖反応に伴って放出される核分裂中性子は平均約2[MeV]もの運動エネルギーを持つ速い中性子であるが、U はこのようにエネルギーが高い中性子に対しては核分裂はし難い。ところが、中性子のエネルギーが「熱中性子」と俗称される0.03〜0.3[eV]にまで落ちてくるとU は、100〜1,000倍核分裂しやすくなるという特徴がある。そのため、効率的な原子炉を作るには核分裂中性子をそのまま使うのではなく、他の原子核に繰り返し衝突させることでエネルギーを失わせた熱中性子を用いて核分裂連鎖反応に使った方が良い。とくに熱中性子による核分裂連鎖反応を維持する原子炉は熱中性子炉（thermal-neutron reactor）と呼ばれる。なおここで、中性子からエネルギー失わせることを減速（moderation, slow down）と呼び、減速をさせる物質を減速材（moderator）と呼ぶ。熱中性子炉に分類される炉型としては以下の三つがある。熱中性子炉に分類される軽水炉と、高速中性子炉に分類される高速増殖炉との比較表を以下に掲載する。尚、上の表の転換比とは消費される核分裂性物質と、生成される核分裂性物質との比であり、1を超えると増殖率と呼ばれる。高速増殖炉では燃えた量よりも多くのプルトニウムを得ることが出来るため核分裂炉の完成型等と呼ばれる事がある。熱中性子炉の場合は転換比は1を超えることのできない設計となっているため増殖炉とすることは出来ない。また、冷却材にナトリウムを用いる高速増殖炉は、冷却材の温度を現在世界の発電炉の80%以上を占める軽水炉よりも200℃程度上げる事が出来るため、熱効率が高くなるという利点もある。ただ、高速増殖炉において冷却材にナトリウムを用いる場合、ナトリウムの化学的活性が強いため多くの技術的な問題がある事等から熱中性子炉が多く用いられている。

出典:wikipedia