S7G (原子炉)

従来、アメリカ海軍の原子炉では可動式のハフニウム製制御棒が使われていたが、S7Gでは、部分的に注水されて炉心内に固定されたガドリニウム被覆管に水を出し入れすることで炉心の反応度を制御するようになっていた^[1]:50/280。管内の水位を上げると炉心の中性子が減速されて、ウラン燃料ではなく管表面のガドリニウムに吸収されるようになり、原子炉の出力を下げることができた^[1]:50/280。この設計はユニークなフェイルセーフ設計であり、ポンプはガドリニウム被覆管内の水位を継続的に低く保つたために稼働させられた^[4]。言い換えれば、電力が失われたときに速やかに、炉心上部の貯水タンクから水が管内に満たされて原子炉が停止されるようにするためであった。この設計は従来の加圧水型炉と同様、負の反応度フィードバック係数を持つ利点があった。すなわち、出力が上昇して発熱が大きくなると減速材である水の密度が減少し、中性子が十分減速されなくなって核分裂反応に寄与しにくくなるため出力が下がるのである。このような平均冷却材温度の変動により、例えば機関での蒸気需要が変化した場合でも、運転員が何も操作せずとも原子炉出力が維持されることで負荷追従運転を実現させることができた^[4]。

S7Gは実際に艦に搭載されることなく、1976年に運用を開始し、1980年代の終わりには炉心を試験用の材料開発用炉心（Developmental Materials Core, DMC)に交換され^[1]:51/280、DMCの稼働から約30年が経った2018会計年度に燃料撤去（defueling）され、保管状態（layup）にある^[2]:121/423。