三省堂 大辞林

PWR ［pressurized water reactor］

⇒加圧水型原子炉

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。

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加圧水型原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2011/12/30 03:41 UTC 版)

(PWR から転送)

加圧水型原子炉の模式図。
(1) 原子炉圧力容器
(2) 燃料棒
(3) 制御棒
(4) 制御棒駆動装置
(5) 加圧器
(6) 蒸気発生器
(7) 低温の二次冷却水
(8) 高圧蒸気タービン
(9) 低圧蒸気タービン
(10) タービン発電機
(11) 励磁機
(12) 復水器
(13) 冷却水
(14) イオン交換器
(15) 二次冷却水循環ポンプ
(16) 冷却水供給ポンプ
(17) 一次冷却水循環ポンプ
(18) 電力配線
(19) 蒸気
(20) 原子炉格納容器
多くの炉心では図とは逆に制御棒が上から挿入されている。

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によりタービン発電機を回す方式。発電炉として、原子力発電所の大型プラントのほか、原子力潜水艦、原子力空母などの小型プラントにも用いられる。