改良型加圧水炉とは? - 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

改良型重水炉

－炉心に組み込まれた冷却系による熱除去、複数用意されたシャットダウン機構、故障時に核毒を利用してシャットダウンするフェイルセーフ機構－を備えている。核分裂の熱による高温・高圧は化学反応や核分裂そのものを加速するため、熱の蓄積を防ぐ取り組みが重要となる。改良型重水炉では反応

改良型CANDU炉

せられるように設計されている。連鎖反応を停止させるための中性子吸収材として硝酸ガドリニウム(Gd(NO3)3)を用い、これを水平ノズル機構に繋がる管路に蓄えてある。このノズルには3系統の制御回路により制御される電動弁が取り付けられている。原子炉の緊急停止が必要になる事態が検出されて3系統の制御回路の

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

改良型ガス冷却炉

材を貫通し、また二次システムでは制御棒が炉心に入らない場合に、冷却材に窒素を注入して熱中性子を吸収し、核分裂プロセスを停止する。制御棒が不十分にしか下らず原子炉を減圧しなければならない場合に備えて、ホウ素ビーズを原子炉に注入することによって作動する三次停止システムが含まれる。これは窒素圧を維持できないことを意味する。