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BWR

boiling water reactor 沸騰水型原子炉


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BWR : boiling water reactor 沸騰水型原子炉
BWR ( リダイレクト:沸騰水型原子炉 ) : ウィキペディア日本語版
沸騰水型原子炉[ふっとうすいがたげんしろ]

沸騰水型原子炉(ふっとうすいがたげんしろ、)は、核燃料を用いた原子炉のうち、純度の高い減速材一次冷却材を兼ねる軽水炉の一種である。
== 概要 ==
核分裂反応によって生じた熱エネルギー軽水を沸騰させ、高温・高圧の蒸気として取り出す原子炉であり、発電炉として広く用いられている。炉心で取り出された汽水混合流の蒸気は汽水分離器、蒸気乾燥機を経てタービン発電機に送られ電力を生ずる。原子炉としては単純な構造ということもあり、日本国内で運転可能な原子炉の中では、最も多いタイプであるが、原子炉炉心に接触した水の蒸気を直接タービンに導くため、放射性物質に汚染されることにより、耐用年数終了時に放射性廃棄物が、加圧水型原子炉 (PWR) より多く発生し廃炉コストが嵩む可能性が高い。また、その汚染のため作業員の被曝量が加圧水型原子炉よりも多い〔参考文献『放射線と放射能』198ページ〕。
発電に利用された蒸気は放射能を帯びている為、蒸気を回収し再循環させるだけでなく、タービン建屋(たてや)など、これに関わる全ての系を堅牢に遮蔽することで、放射線が外部に漏れることを防いでいる。遮蔽の方法としては蒸気によるシールであるが、その蒸気は重油を燃焼させる事により発生させている。電気を利用して蒸気を発生させる場合もある。
外部からの核分裂反応の制御は主に制御棒や、冷却材流量の増減で行われ、冷却材喪失事故時には非常用炉心冷却装置 (ECCS) を動作させる。
日本における商用炉では、東北電力東京電力中部電力北陸電力中国電力各社の全原子力発電所、および日本原子力発電東海第二発電所敦賀発電所の1号機(2号機は加圧水型)で、沸騰水型を採用している〔参考文献『わかりやすい放射線物理学』149ページ〕。
戦後の技術導入の経緯から、東京電力は沸騰水型原子炉(BWR)を、関西電力加圧水型原子炉(PWR)を、それぞれ原子力発電所の基本設計として採用し現在に至る。

抄文引用元・出典: フリー百科事典『 ウィキペディア(Wikipedia)
ウィキペディアで「沸騰水型原子炉」の詳細全文を読む

英語版ウィキペディアに対照対訳語「 Boiling water reactor 」があります。




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