ちょうりんかいあつけいすいれいきゃく‐ろ〔テウリンカイアツケイスイレイキヤク‐〕【超臨界圧軽水冷却炉】
読み方：ちょうりんかいあつけいすいれいきゃくろ
超臨界圧軽水冷却炉
出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2022/10/26 03:47 UTC 版)
超臨界圧軽水冷却炉（ちょうりんかいあつけいすいれいきゃくろ、英：Supercritical Water-Cooled Reactor、SCWR）とは、冷却材に超臨界圧の水（軽水）を用いた研究中の原子炉である。
- ^ “スーパー軽水炉（超臨界圧軽水冷却炉）、原子力百科事典ATOMICA.”. JAEA. 2022年10月24日閲覧。
- ^ a b c d e f g ATOMICA 2005.
- ^ a b “講演テーマ： スーパー軽水炉（超臨界圧軽水炉）の研究開発”. www.engy-sqr.com. エネルギー問題に発言する会. 2010年1月13日閲覧。
- ^ “超臨界圧軽水冷却原子炉”. www.f.waseda.jp. 早稲田大学共同原子力専攻 岡研究室. 2011年1月13日閲覧。
- ^ “J. F. Marchaterre and M. Petrick (August 1960). "Review of the status of supercritical water reactor technology", ANL-6202”. www.osti.gov. 2022年10月24日閲覧。
- ^ a b c Oka, Yoshiaki; Koshizuka, Seiichi; Ishiwatari, Yuki; Yamaji, Akifumi. Super Light Water Rectors and Super Fast Reactors. Springer. ISBN 978-1-4419-6034-4.. Springer. (2010). pp. 1-5,599-618
- ^ “原子力事業部 事業内容のご紹介 ABWR 改良型沸騰水型原子炉-熱効率の向上”. web.archive.org. 東芝 (2007年7月6日). 2007年7月6日時点のオリジナルよりアーカイブ。2010年1月13日閲覧。
- ^ 原子力教科書 2009, p. 295.
- ^ a b “Oka, Yoshiaki (June 27, 2011). "Special lecture Super LWR and Super FR R&D", Joint ICTP-IAEA Course on Science and Technology of Supercritical Water-Cooled Rectors (SCWRs), International Center for Theoretical Physics, Trieste, Italy, 27 June to 1 July, 2011”. indico.ictp.it. 2022年10月24日閲覧。
- ^ “Yoshiaki Oka; Hideo Mori, eds. (2014). Supercritical-Pressure Light Water Cooled Reactors. Springer. ISBN 978-4-431-55024-2.”. Springer. 2022年10月24日閲覧。
- ^ “Oka, Yoshiaki (June 27, 2011). "SC19, Plant dynamics and control"Joint ICTP-IAEA Course on Science and Technology of Supercritical Water-Cooled Rectors (SCWRs), International Center for Theoretical Physics, Trieste, Italy, 27 June to 1 July, 2011”. www.f.waseda.jp. 2022年10月24日閲覧。
- ^ “GEN IV International forum, Framework agreement”. www.gen-4.org. 2022年10月24日閲覧。
- ^ “岡 芳明（研究代表者、東京大学）軽水冷却スーパー高速炉に関する研究開発 科学技術振興機構 原子力システム研究開発事業 平成20年度成果報告会資料集 2009年1月28日 平成17－20年度”. 科学技術振興機構. 2022年10月22日閲覧。
- ^ “岡 芳明（研究代表者、早稲田大学）軽水冷却スーパー高速炉に関する研究開発 原子力システム研究開発及び原子力基礎基盤戦略イニシアティブ 平成26年度成果報告会 平成27年1月16日 研究開発期間 平成22年度―25年度”. www.nsystemkoubo.jp. 2022年10月24日閲覧。
- ^ “塩入章夫他 超臨界圧水冷却炉の実用化に関する技術開発 平成15年度 期間：平成12年度から平成16年度 革新的実用原子力技術開発費補助事業、”. エネルギー総合工学研究所. 2022年10月24日閲覧。
- ^ “Status report 109 - High Performance Light Water Reactor (HP-LWR) IAEA 2011 Karlsruhe Institute of Technology, Last update 29-08-2011”. aris.iaea.org. 2022年10月24日閲覧。
- ^ “ECC smart”. ecc-smart.eu. 2022年10月24日閲覧。
- 1 超臨界圧軽水冷却炉とは
- 2 超臨界圧軽水冷却炉の概要
- 3 参考文献
- 4 外部リンク
超臨界圧軽水冷却炉(Supercritical-water-cooled reactor、SCWR)
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「第4世代原子炉」の記事における「超臨界圧軽水冷却炉(Supercritical-water-cooled reactor、SCWR)」の解説
詳細は「超臨界圧軽水冷却炉」を参照 超臨界圧軽水冷却炉は超臨界状態の軽水を流体冷却材として利用する案。超臨界圧軽水冷却炉は高温、高圧下の軽水炉の運用が基礎となっており、超臨界水で直接タービンを回す燃料使い切り型の原子炉である。この形式は沸騰水型原子炉に非常に良く似ており、超臨界水を冷却材として利用しており、水を加圧する点からは加圧水型原子炉に似ているといえる。そして、現在の加圧水型原子炉や沸騰水型原子炉より高い温度での運用が可能である。 超臨界圧軽水冷却炉は見込みの高い技術となっている。従来の軽水炉と比べ熱効率が33%から45%に上がっており、高い熱効率と相当な施設の簡略化によって費用対効果に優れた革新的な原子炉になっている。超臨界圧軽水冷却炉の主な計画は低価格の電気を生成することである。また、超臨界圧軽水冷却炉は二つの信頼性のある技術の下に建設される。軽水炉は世界で最も一般的に開発されてきた電力発生用原子炉であり、超臨界圧化石燃料燃焼炉もまた世界中で多く利用されている。超臨界圧軽水冷却炉は12の国の32の組織によって研究されている。
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