改良型沸騰水型原子炉
別名:改良型沸騰軽水冷却水炉、改良型沸騰水型軽水炉、改良型沸騰水型炉、改良型BWR
英語:Advanced Boiling Water Reactor、ABWR
原子力発電で使用される原子炉の一種である「沸騰水型原子炉」(BWR)を改良し、配管の単純化などを行ったもの。軽水を循環させるポンプを圧力容器の中に設置する「インターナルポンプ」技術が採用されている。
インターナルポンプの採用によって、改良型沸騰水型原子炉は、従来の沸騰水型原子炉で必要だった原子炉外部の再循環用配管を除くことが可能となった。このため、配管の単純化、格納容器の小型化などが実現されている。従来の沸騰水型原子炉に比べて、総じて安全性、運転性、信頼性が向上しているとされる。
日本国内で稼動している改良型沸騰水型原子炉の例としては、新潟県の東京電力柏崎刈羽原子力発電所6号機、7号機がある。
かいりょうがた‐ふっとうすいがたげんしろ〔カイリヤウがた‐〕【改良型沸騰水型原子炉】
かいりょうがたふっとうすいがたげんしろと同じ種類の言葉
原子炉に関連する言葉 | 沸騰水型原子炉(ふっとうすいがたげんしろ) 加圧水型原子炉(かあつすいがたげんしろ) 改良型沸騰水型原子炉(かいりょうがたふっとうすいがたげんしろ) ロシア型加圧水型原子炉 溶融塩原子炉 |
- かいりょうがたふっとうすいがたげんしろのページへのリンク