加圧水型軽水炉

デジタル大辞泉

かあつすいがた‐けいすいろ【加圧水型軽水炉】

読み方：かあつすいがたけいすいろ

中性子の減速と原子炉の冷却に普通の水を用いる軽水炉のうち、炉心の熱を、まず高温高圧の水（一次冷却水）として取り出し、その熱で二次冷却水を蒸気に変えて発電機のタービンを回す仕組みのもの。一般に加圧水型原子炉という場合、この加圧水型軽水炉を指す。→沸騰水型軽水炉

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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）』 (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。