加圧水型原子炉

デジタル大辞泉

かあつすいがた‐げんしろ【加圧水型原子炉】

読み方：かあつすいがたげんしろ

核反応による熱エネルギーを高温高圧の水として取り出す原子炉。原子炉容器内を循環する水（一次冷却水）に高い圧力を加えて高温でも沸騰させないようにし、その熱で別の配管を流れる水（二次冷却水）を蒸気に変えて発電機のタービンを回す。特に、加圧水型軽水炉のこと。加圧水型炉。PWR（pressurized water reactor）。→軽水炉

[補説] 沸騰水型原子炉に比べて構造が複雑になるが、放射性物質を一次冷却系に閉じ込めることができる。タービンを遮蔽する必要はない。

航空軍事用語辞典++

【加圧水型原子炉】(かあつすいがたげんしろ)

PWR(Pressurized Water Reactor).
原子炉の一種で、冷却材・減速材として加圧した軽水（H2O:一般的な水）を使うもの。
燃料には発電用には低濃縮ウラン（ウラン235が2～5％程度）、原子力空母や原子力潜水艦等では高濃縮ウラン（90％以上）を用いる。
炉心内を循環する一次冷却水は加圧されているため、水の沸点である摂氏100℃以上になっても液体の状態を保ち安定している。
運転中、一次冷却水は実に150気圧・300℃以上にもなる。
そしてこの熱で二次冷却水を沸騰させ、その水蒸気で蒸気タービンを回転させる。
二次冷却水は放射性物質と直に接触しないため放射能を帯びない。

原子炉は燃料補給の必要がほとんどなく、また酸素を消費しないことから、潜水艦への応用が期待された。
加圧水型は揺れる海上や海中でも安定して運転できるように開発された型であり、世界初の原子力潜水艦であるノーチラスで初めて実用化された。
また、水蒸気が放射能を含まないため二次利用が可能であり、原子力空母のカタパルト動力として活用されている。

しかし高圧に耐えるため容器が大きくなる、一次冷却水の循環ポンプがうるさい、二次冷却水との熱交換器を要する等、艦載用としては向かない特徴も多い。
これらの弱点を解決すべく中速中性子炉なども研究されたが失敗に終わっており、艦船用原子炉は現在も加圧水型で占められている。

その後改良を繰り返し、原子力発電所などに広く応用されている。
減速材として軽水を用いるもの（軽水炉）が一般的だが、一部の国では重水炉（CANDU炉）も使われている。
沸騰水型原子炉に比べて基本構造は複雑だが、蒸気タービンが放射能に汚染されるおそれがないため、その部分の保守が容易である。

日本では、関西電力の原子力発電所などで用いられている。
2004年8月に美浜原発で発生した蒸気漏れ事故では、5名が死亡するという（当時）日本原発史上最悪の事故となったが、漏れたのが二次冷却水であったため被曝はなかった。

アメリカのウェスティングハウスが最大のシェアを誇っていたが、同社再編の中で原子炉部門はイギリスに売却され、さらに現在は東芝へ転売されている。

原子力放射線用語

加圧水型原子炉

読み方：かあつすいがたげんしろ
英語表記：pressurized water reactor

減速材として軽水（普通の水）を使い、普通100～150気圧くらいの高い圧力を加えて沸騰を抑える形式の原子炉。
このため炉心で発生した熱を取り出す一次冷却系とタービンを回すための蒸気を発生する二次冷却系とは、熱交換機（蒸気発生器）によって完全分離されている。従って電気を作り出すタービン建屋には、放射線被ばくが無いので運転中でも入ることができる。
核燃料としては低濃縮ウランを用いる。

この形式の炉はアメリカが潜水艦等の艦船用に開発した原子炉を発電用に開発したもの。
わが国の商業用原子炉には、加圧水型（ＰＷＲ）と沸騰水型（ＢＷＲ）の２つの型がある。

原子力防災基礎用語集

加圧水型原子炉（PWR）

普通の水を減速材と冷却材として用いる軽水炉の一種で、現在世界で最も多い型式の原子力発電用の原子炉である（PWRはPressurized Water Reactorの略称である）。加圧水型原子炉は、一次系に約160気圧の圧力をかけて、高温の一次冷却水が沸騰しないようにし、この熱を蒸気発生器に通して二次系の水に伝え、蒸気を作ってタービンを回して発電する。一次系と二次系が分離されているので、タービンを通る二次系の蒸気には放射性物質を含まない点が沸騰水型原子炉（BWR）と異なる。 日本では2008年３月現在、23基が稼動している。

ウィキペディア

加圧水型原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2024/02/20 05:01 UTC 版)

加圧水型原子炉（かあつすいがたげんしろ、英: Pressurized Water Reactor, PWR）は、原子炉の一種。核分裂反応によって生じた熱エネルギーで、一次冷却材である加圧水（圧力の高い軽水）を300℃以上に熱し、一次冷却材を蒸気発生器に通し、そこにおいて発生した二次冷却材の軽水の高温高圧蒸気を得る方式である。

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加圧水型原子炉

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「原子炉圧力容器」の記事における「加圧水型原子炉」の解説

加圧水型原子炉 (PWR) の耐圧設計はおよそ175気圧以上である。100万kw級加圧水型原子炉の圧力容器は、高さ約13m、内径約4.4m。加圧水型原子炉では蒸気は圧力容器外の蒸気発生器で発生させるため、蒸気関連装置が圧力容器の上部に必要な沸騰水型原子炉と比べると容積は小さくなる。そのため圧力容器内には、主に炉心と炉心を囲む炉心槽、炉心バッフル、燃料集合体の支持機構だけとなる。制御棒は圧力容器の上部から炉心に挿入されるので、上蓋には制御棒ハウジングが取りつけられている。 上部側面の入口ノズルから圧力容器内部に供給された一次冷却材は、炉心バッフルの外側を通って圧力容器下側に達し、方向を上向きに変えて炉心に流れ込み、炉心の熱を受け取って圧力容器上部の出口ノズルから蒸気発生器に供給される。二次冷却水と熱交換した一次冷却水は冷却材循環ポンプによって、再び原子炉へ供給される。