改良型沸騰水型原子炉

新語時事用語辞典

改良型沸騰水型原子炉

読み方：かいりょうがたふっとうすいがたげんしろ
別名：改良型沸騰軽水冷却水炉、改良型沸騰水型軽水炉、改良型沸騰水型炉、改良型BWR
英語：Advanced Boiling Water Reactor、ABWR

原子力発電で使用される原子炉の一種である「沸騰水型原子炉」（BWR）を改良し、配管の単純化などを行ったもの。軽水を循環させるポンプを圧力容器の中に設置する「インターナルポンプ」技術が採用されている。

インターナルポンプの採用によって、改良型沸騰水型原子炉は、従来の沸騰水型原子炉で必要だった原子炉外部の再循環用配管を除くことが可能となった。このため、配管の単純化、格納容器の小型化などが実現されている。従来の沸騰水型原子炉に比べて、総じて安全性、運転性、信頼性が向上しているとされる。

日本国内で稼動している改良型沸騰水型原子炉の例としては、新潟県の東京電力柏崎刈羽原子力発電所6号機、7号機がある。

（2011年3月16日更新）

デジタル大辞泉

かいりょうがた‐ふっとうすいがたげんしろ〔カイリヤウがた‐〕【改良型沸騰水型原子炉】

読み方：かいりょうがたふっとうすいがたげんしろ

日米の原子力プラントメーカーが共同で開発した第三世代の沸騰水型原子炉。原子炉圧力容器の外に設置されていた原子炉再循環ポンプを内蔵し、原子炉格納容器を鋼製から鉄筋コンクリート製に変更。制御棒駆動機構や非常用炉心冷却設備にも改良が加えられた。改良型沸騰水型軽水炉。改良型沸騰水型炉。改良型BWR。ABWR（advanced boiling water reactor）。

原子力防災基礎用語集

改良型沸騰水型原子炉（ABWR）

改良型沸騰水型原子炉は、従来の沸騰水型原子炉（BWR）より一層の信頼性、安全性の向上、稼働率・設備利用率の向上、廃棄物量の低減、運転性・保守性の向上及び経済性の向上を目指した炉である。ABWRは、Advanced Boiling Water Reactor の略称である。 改良型沸騰水型原子炉（ABWR）の開発は、日本における軽水炉技術の定着化をはかるために実施してきた第３次改良標準化の一環として、次世代軽水炉の確立を目指して実施されたものであり、電気出力を約136万kWにするとともに、国内外で実証済のすぐれた技術を集大成しており、従来型のBWRに比して種々の改良設計を採用している。 改良設計された主要設備は、（1）インターナルポンプ（RIP）、（2）改良型制御棒駆動機構（改良型CRD）、（3）主蒸気流量制限器、（4）独立３区分の非常用炉心冷却設備（ECCS）、（5）鉄筋コンクリート製原子炉格納容器（RCCV）、（6）タービン、（7）湿分分離加熱器、（8）デジタル技術及び新型中央制御盤、などに及んでいる。 日本では現在、４基（東京電力柏崎・刈羽６・７号機、中部電力浜岡５号機、北陸電力志賀２号機）が稼働している。