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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、純度の高い水が減速材と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で軽水を沸騰させ、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の東海第二発電所と敦賀発電所の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、関西電力は加圧水型原子炉(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 スポンサード リンク
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