加圧水型軽水炉とは? - 日本語辞典 Mazii

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改良型加圧水型軽水炉

改良型加圧水型原子炉（かいりょうがたかあつすいがたげんしろ、英: Advanced Pressurized Water Reactor、APWR）は加圧水型原子炉 (PWR) の技術をもとに三菱重工が開発した第3世代原子炉である。中性子経済性、効率、安全性の向上などの改良がおこなわれた

軽水炉

けいすいろ

〔「軽水減速軽水冷却型原子炉」の略〕

加圧水型原子炉

加圧水型原子炉（かあつすいがたげんしろ、英: Pressurized Water Reactor, PWR）は、原子炉の一種。核分裂反応によって生じた熱エネルギーで、一次冷却材である加圧水（圧力の高い軽水）を300℃以上に熱し、一次冷却材を蒸気発生器に通し、そこにおいて発生した二次冷却材の軽水の高温高圧蒸気を得る方式である。

欧州加圧水型炉

html 2009年8月9日閲覧。ポータルエネルギー原子炉の経済性（英語版）第3世代原子炉 AP1000 ESBWR ABWR US-APWR ACR Official webpage The EPR – Areva brochure (2.6MB pdf) Another Areva U

ロシア型加圧水型原子炉

で冷却水を再加熱するために使用される。この回路内の水は放射性を帯びていないと考えられている。三次冷却回路は、湖や川などの外部貯水池から水を迂回させる開回路である。蒸発冷却塔、冷却槽、または池は、発電回路からの廃熱を環境に移す。ほとんどのVVERでは、この熱をさらに住宅用暖房および工業用熱源にも

改良型沸騰水型軽水炉

改良型沸騰水型軽水炉（かいりょうがたふっとうすいがたけいすいろ、英: Advanced Boiling Water Reactor、ABWR）は、沸騰水型原子炉（BWR）の改良型。沸騰水型原子炉で原子炉圧力容器の外に設置していた原子炉再循環ポンプを圧力容器の中に設置し、ポンプ回りの配管をなくして単純