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原子力発電−原子炉−

最終更新日：2016年12月2日

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• 原子炉のリンクは『こちら』を参照。

【2013】

• ウィキペディア（HP/2013/3）による『第4世代原子炉』から
  

  世代ごとを分けた図。第4世代は2030年ごろからの技術になっている。 熱中性子炉 超高温原子炉(Very-High-Temperature Reactor、VHTR) 超臨界圧軽水冷却炉(Supercritical-water-cooled reactor、SCWR) 溶融塩炉(Molten-salt reactor、MSR) 高速炉 （高速増殖炉） ガス冷却高速炉(Gas-cooled fast reactor、GFR) ナトリウム冷却高速炉(Sodium-cooled fast reactor、SFR) 鉛冷却高速炉(Lead-cooled fast reactor、LFR) ウィキペディア（HP/2013/3）による『第4世代原子炉』から

  
  ウィキペディア（HP/2013/3）による『第3世代原子炉』から
  

  第3世代 改良型沸騰水型軽水炉(ABWR) 第3世代+ 改良型CANDU炉（英語版） (ACR-1000) 改良型加圧水型軽水炉(APWR) AP1000 CANDU6能力向上形(EC6) 欧州加圧水型炉 VVER-1000/392 高経済性単純化沸騰水型原子炉(ESBWR) AP600（英語版） APR1400 System80+(System80の改良型) VVER-1200/392M 改良型加圧水型重水炉（英語版）(AHWR) VVER-1200/491 　 VVER-1200/510 改良型欧州沸騰水型炉 B&W mPower（英語版） ウィキペディア（HP/2013/3）による『第3世代原子炉』から

【2012】

• グリーンウッド事務所（2012）による『なぜ西日本がPWR、東日本がBWRということになったか？』から　　
  

  世界の炉型一覧 グリーンウッド事務所（2012）による『なぜ西日本がPWR、東日本がBWRということになったか？』から

• IAEA（2012）による『Nuclear Power Reactors in the World』から
  

  Figure 1. Number of operational reactors by type and net electrical power (as of 31 Dec. 2011).	Figure 2. Reactors under construction by type and net electrical power (as of 31 Dec. 2011).
  Table 23. Reactor Types: Abbreviations and Summary
  IAEA（2012）による『Nuclear Power Reactors in the World』から

【2011】

• ウィキペディア（HP/2011/3）による『原子炉』から（一部補記）
  

  原子炉 要素 炉心 核燃料／制御棒／冷却材／減速材／原子炉圧力容器／反射材 保安装置 原子炉格納容器／非常用炉心冷却装置（ECCS）　〔⇒5重の壁〕 形式 核分裂炉 熱中性子炉 軽水炉 加圧水型原子炉(PWR)／沸騰水型原子炉(BWR)／改良型加圧水型原子炉(APWR)／改良型沸騰水型原子炉(ABWR)／超臨界圧軽水冷却炉(SCWR) 重水炉 CANDU炉／新型転換炉(ATR)／ガス冷却重水炉(HWGCR) 黒鉛炉 黒鉛減速ガス冷却炉(GCR)／改良型ガス冷却炉(AGR)／黒鉛減速沸騰軽水圧力管型原子炉(RBMK)／高温ガス炉(HTGR)／マグノックス炉／溶融塩原子炉(MSR) 高速中性子炉 高速増殖炉(FBR)／小型高速炉(4S)／進行波炉(TWR) 核融合炉 トカマク型／ヘリカル型／磁気ミラー型／逆転磁場配位型／レーザー核融合／フューザー Portal:原子力 ウィキペディア（HP/2011/3）による『原子炉』から（一部補記）

  
  ウィキペディア（HP/2011/3）による『5重の壁』から
  

  5重の壁（ごじゅうのかべ）とは、原子炉からの放射能漏洩を防ぐ為に設けられた5つの障壁のことで、原子炉の安全設計の「多重防護」のうちの一つである。設けられた障壁が、「燃料ペレット」、「燃料被覆管」、「原子炉圧力容器」、「原子炉格納容器」、「原子炉建屋」の5つであった事からこの名が定着したが、原子炉格納容器が設けられていない原子力発電所も存在し、VVER、RBMKなどが例として挙げられる。なお、RBMK型の原子炉は、ウクライナのチェルノブイリ原子力発電所の炉型として知られている。障壁が設けられているのは原子炉建屋だけでなく、施設内で放射能を伴う箇所全てが遮蔽されている。BWR（沸騰水型原子炉）の場合は、炉心で発生した蒸気をそのままタービンに送る為、蒸気タービンも遮蔽する必要がある。なお、PWR（加圧水型原子炉）のように二重間接熱サイクルを採用した原子炉についてはこの限りではない。 燃料ペレット 　発生する放射性物質をペレット内部に保持する。 燃料被覆管 　燃料ペレットから発生する放射能が外部に漏洩することを防ぐ。 原子炉圧力容器 　冷却材に溶け込んだ放射能が外部に漏洩することを防ぐ。 原子炉格納容器 　原子炉圧力容器が破損した際に、放射能および放射線の漏洩を防ぐ。 原子炉建屋 　原子炉格納容器外部まで放射能が漏洩した場合に、外部への漏洩を防止する。

【2007】

• 原子力百科事典ATOMICA（2007）による『発電用原子炉の炉型』から
  

  表１ 原子炉の炉型と中性子減速材・原子炉冷却材の組合せ 表２ 世界における運転中の発電用炉型シェア一覧 原子力百科事典ATOMICA（2007）による『発電用原子炉の炉型』から

【2006】

• IAEA（2006/4）による『Nuclear Power Reactors in the World』から　　
  

  Figure 1. Nuclear reactors by type and net electrical power (as of 31 Dec. 2005)	Figure 2. Reactors under construction by type and net electrical power (as of 31 Dec. 2005)
  TABLE 20. REACTOR TYPES - Abbreviations and Summary Only reactors for which construction had commenced are counted for cancellations and suspensions.
  IAEA（2006/4）による『Nuclear Power Reactors in the World』から

【2005】

• 電気事業連合会による『日本の原子力』から
  

  出典：「原子力・エネルギー」図面集 2004-2005 　核分裂の熱を利用して「水を沸かす＝ボイルする」ことから、BWR（Boiling Water Reactor)と呼ばれています。 　 沸騰してでてきた蒸気はそのままタービンに送られ、発電機を回転させます。	出典：「原子力・エネルギー」図面集 2004-2005 　改良型沸騰水型炉(ABWR)は、沸騰水型炉(BWR)の炉外に取り付けられていた「原子炉再循環ポンプ」が炉内に設置されているほか、制御棒を動かす動力源として「水圧駆動」＋「電動駆動」を併用することで安全性がより向上した構造となっています。
  出典：「原子力」図面集 2004-2005 　核分裂の熱を利用して「加圧した水を沸かす＝水にプレッシャーをかける」ことから、PWR（Pressurized Water Reactor)と呼ばれています。 　加圧された水は沸点が高くなるため、それを蒸気発生器に送って、別系統の水を蒸気に変えます。循環する水が一次系、二次系にわかれているため、タービンなどのメンテナンスがBWR型よりも手軽です。	出典：「原子力・エネルギー」図面集 2004-2005 　沸騰水型炉(BWR)と加圧水型炉(PWR)では、原子炉圧力容器の構造自体が違っていることがわかります。
  出典：「原子力・エネルギー」図面集 2004-2005から抜粋 　ペレット状のウラン燃料が充てんされた燃料棒などでできています。この燃料集合体4本の間に、十字型をした制御棒が挿入されており、制御棒を引き抜いていくと、核分裂の連鎖反応が起こって熱エネルギーが発生します。水（冷却水）がこの燃料棒の間を通り抜けることで熱せられ、蒸気に変わります。	出典：「原子力・エネルギー」図面集 2004-2005から抜粋 　ペレット状のウラン燃料が充てんされた燃料棒などでできています。制御棒を引き抜いていくと、核分裂の連鎖反応が起こって熱エネルギーが発生します。水（冷却水）が燃料棒間を通り抜けると熱せられます。
  〔電気事業連合会による日本の原子力の『原子力への取り組み』の『原子力発電のしくみ』の中の『軽水炉のしくみ』から〕

【2001】

• RISTによる原子力百科事典ATOMICAの『第4世代原子炉』（2001/10）から
  

  RISTによる原子力百科事典ATOMICAの『第4世代原子炉』（2001/10）から

【1999】

• 世良（1999）による〔『資源・エネルギー工学要論』（146-154p）から〕【見る→】