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超臨界圧軽水冷却炉（ちょうりんかいあつけいすいれいきゃくろ、英：Supercritical Water-Cooled Reactor、SCWR）とは、冷却材に超臨界圧の水(軽水)を用いた現在研究中の原子炉である。 == 概要 == 超臨界圧軽水が原子炉冷却及びタービンの直接駆動を行う貫流型となっている〔ATOMICA 超臨界圧軽水冷却炉 - 2011年1月13日閲覧〕。 この炉型は熱中性子炉と、高速中性子炉の両方の設計が可能であり、熱中性子炉として設計した場合、スーパー軽水炉又は高温高性能軽水炉、高速中性子炉として設計した場合、超臨界圧軽水冷却高速炉と呼ばれる〔。 高速炉とする場合には水減速棒のない稠密な燃料格子の炉心を用いることになる。また、高速炉として設計した場合、増殖炉として機能させることも可能である〔ようこそ!エネルギー会 講演テーマ:超臨界圧軽水炉の研究開発 - 2010年1月13日閲覧〕。 プラント設計は単純化が指向されており、また、原子炉圧力容器と制御棒はPWRに、原子炉格納容器と非常用炉心冷却系はBWRに類似する。これは従来の軽水炉での経験を活かすためにそれらとの類似性が念頭に置かれているためである。 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「超臨界圧軽水冷却炉」の詳細全文を読む 英語版ウィキペディアに対照対訳語「 Supercritical water reactor 」があります。 スポンサード リンク
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