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。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。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。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。この原子炉で用いられる超臨界圧軽水とは22.1MPa以上に加圧された軽水のことを指す。水は臨界点である374℃、22.1MPa以上の高温、高圧条件下では沸騰現象が見られなくなる。この性質をこの原子炉では利用する。尚、火力発電においては超臨界圧軽水は以前から利用されている。気水分離系、再循環系が不要なため、機器の簡素化による経済性向上を図ることが出来るとされている。冷却水出口温度は500℃台となり、熱効率は従来の軽水炉の30％程度から現代の一般的な火力発電所に匹敵する45％程度になる。また、日本の超臨界火力発電技術、鉄鋼材料技術の利用等、産業戦略上の優位性もあるとされる。高速炉として設計した場合の利点としては出力密度が高いため、同じ径の原子炉容器でも熱出力は大きくできるという点が挙げられる。再処理やMOX燃料への加工コストの低減に成功すれば熱中性子炉に経済性で優る高速炉の実用化が実現できる可能性がある。現在、一般的に用いられている軽水炉である沸騰水型原子炉、加圧水型原子炉及び超臨界圧水を使用する火力発電と超臨界圧軽水冷却炉との特性比較表を以下に掲載する。主要機器は軽水炉、火力発電の使用温度と同等以下であり運転経験も豊富なため、高い信頼性が得られる。制御棒の挿入方向は加圧水型原子炉と同様の上部からの挿入であり、非常時には駆動機構から制御棒を切り離し、自由落下による制御棒の炉心への挿入を行うことも可能な設計であるため非常時の対応性も高く、沸騰水型原子炉で発生する制御棒引き抜け事象は起こりえないとされている。この炉型は第4世代原子炉に選定されており、米国、ロシア、インド、EU、日本といった国々が国際的に協力し、研究開発を進める予定となっている。日本においては大学での自主研究が主体となっているものの、東京電力、東芝、日立、といった産業界との情報交換等も行われている。

出典:wikipedia