超臨界圧軽水冷却炉(Supercritical-water-cooled reactor、SCWR)
出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2021/10/08 23:20 UTC 版)
「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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