原子炉とは?

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げんし‐ろ【原子炉】

ウラン・トリウム・プルトニウムなどの核分裂性物質燃料とし、核分裂連鎖反応を適度に制御しながら定常的進行させ、そのエネルギー利用できるようにした装置発電船舶用の動力炉のほか、研究用・医療用など多く用途がある。リアクター

[補説] 原子炉には、核分裂反応利用する核分裂炉核融合反応利用する核融合炉核破砕反応利用する加速器駆動炉などがある。このうち実用化されているのは核分裂炉のみで、核分裂反応起こす中性子速度エネルギー)によって熱中性子炉高速中性子炉分類される。熱中性子炉は、核分裂によって放出される中性子速度下げ減速材種類によって軽水炉重水炉黒鉛炉分類される。このうち最も多いのは軽水炉で、世界発電用原子炉の8割以上を占める。軽水炉には、原子炉圧力容器内で高温高圧にした一次冷却水の熱で二次冷却水蒸気変える加圧水型原子炉PWR)と、圧力容器内で冷却水直接沸騰させ、その蒸気タービンを回す沸騰水型原子炉BWR)がある。世界全体ではPWR軽水炉の8割を占めているが、日本では両者がほぼ同数となっている。軽水炉ウラン235濃度を3〜5パーセント高め低濃縮ウラン燃料として使用するが、重水炉は、中性子吸収しづらい重水用いるため、天然ウランそのまま使用することができる。現在、運用されている重水炉は、冷却材にも重水用い加圧重水型原子炉PHWR)で、主流CANDU炉開発国カナダをはじめインド韓国中国ルーマニアなどで導入されている。黒鉛炉には、冷却材炭酸ガス用い黒鉛減速ガス冷却炉GCR)と、沸騰軽水用い黒鉛減速沸騰軽水圧力管型原子炉LWGR)があり、それぞれ開発国英国GCR)、ロシアLWGR)で運用されている。高速中性子炉は、核分裂によって放出される中性子減速させずに利用する高速炉で、高速中性子による核分裂連鎖反応利用した高速増殖炉FBR)がロシア中国稼働している。日本開発中のもんじゅ事故保守管理不備により長期間停止している。

世界各国運用されている発電用原子炉

炉型炉数電気出力MWe主な導入減速材冷却材燃料
加圧水型原子炉PWR278258,215米国フランス日本ロシア中国韓国・ウクライナ・スウェーデン・英国インドなど軽水軽水(非沸騰低濃縮ウラン
沸騰水型原子炉BWR8075,353米国日本・スウェーデン・インドなど軽水軽水沸騰低濃縮ウラン
加圧重水炉PHWR4924,549カナダ・インド・中国韓国など重水重水(非沸騰天然ウラン
黒鉛減速ガス冷却炉GCR158,045英国黒鉛炭酸ガス天然ウラン低濃縮ウラン
黒鉛減速軽水冷却炉(LWGR1510,219ロシア黒鉛軽水沸騰低濃縮ウラン
高速増殖炉FBR2580ロシア中国液体金属ナトリウム濃縮ウラン/ウラン・プルトニウム混合
合計439376,961   燃料
IAEA動力炉情報システムPRIS」より。一時停止中の原子炉を含む(2015年3月)。

発電用原子炉の開発世代による分類
開発世代年代特徴主な炉型
第1世代1950〜60年代前半開発された初期の原子炉シッピングポート原発加圧水型炉ドレスデン原発沸騰水型炉原子炉・コールダーホール原発マグノックス炉など
第2世代1960年代後半90年代前半建設された商業用原子炉加圧水型原子炉PWR)・沸騰水型原子炉BWR)・CANDU炉カナダ型重水炉)・改良型ガス冷却炉AGR)・ロシア加圧水型炉VVER)・黒鉛減速沸騰軽水冷却炉(LWGR)など
第3世代第2世代炉改良型として開発され、1990年代後半2010年代に運転を開始した原子炉改良型沸騰水型炉ABWR)・改良型加圧水型炉APWR)・System80+など
第3世代プラス201030年頃までに導入される、第3世代炉経済性を向上させた原子炉経済性単純化沸騰水型炉ESBWR)・欧加圧水型炉EPR)・AP1000など
第4世代2030年頃の実用化目指し開発中の、より高度な経済性安全性持続可能性核拡散抵抗性備えた原子炉ナトリウム冷却高速炉高温ガス冷却炉超臨界圧水冷却炉ガス冷却高速炉鉛冷却高速炉溶融塩炉など

原子炉の画像
原子炉の画像

げんし‐ろ【原子炉】

〔名〕 ウランプルトニウムなどの原子核分裂連鎖反応進行速度制御して原子エネルギー徐々にとり出す装置加圧水型沸騰水型などがある。

原子力将来(1947)〈山屋三郎訳〉原子の火「最初の頃の原子炉では、最後の棒が最後の一呎半を引抜かれた時にはじめて火がつく


原子炉

原子炉とは、核分裂連鎖反応制御しながら持続させる装置のことをいう。また、原子力基本法では「核燃料物質燃料として使用する装置」と定めている。原子炉には、基礎研究中性子利用目的とした研究炉発電目的とした動力炉がある。 燃料として、主に濃縮ウラン用いられており、一部MOX燃料使用している原子炉もある。運転の制御停止には制御棒呼ばれる中性子吸収材が用いられる。 核分裂連鎖反応主として関与する中性子運動エネルギー大きさにより、熱中性子炉高速中性子炉などに分類され、また減速冷却用いられる物質種類により軽水炉重水炉黒鉛炉などに分類される。 原子炉

原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア(Wikipedia)』 (2021/09/11 21:40 UTC 版)

原子力工学における原子炉(げんしろ、: nuclear reactor)とは、制御された核分裂連鎖反応を維持することができるよう核燃料などを配置した装置を言う[注釈 1]




「原子炉」の続きの解説一覧

原子炉

出典:『Wiktionary』 (2019/07/05 08:05 UTC 版)

名詞

げんしろ

  1. 核燃料物質核分裂利用して持続的にエネルギー放射線取り出す装置



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