改良型沸騰水型原子炉（ABWR）
改良型沸騰水型原子炉は、従来の沸騰水型原子炉（BWR）より一層の信頼性、安全性の向上、稼働率・設備利用率の向上、廃棄物量の低減、運転性・保守性の向上及び経済性の向上を目指した炉である。ABWRは、Advanced Boiling Water Reactor の略称である。 改良型沸騰水型原子炉（ABWR）の開発は、日本における軽水炉技術の定着化をはかるために実施してきた第３次改良標準化の一環として、次世代軽水炉の確立を目指して実施されたものであり、電気出力を約136万kWにするとともに、国内外で実証済のすぐれた技術を集大成しており、従来型のBWRに比して種々の改良設計を採用している。 改良設計された主要設備は、（1）インターナルポンプ（RIP）、（2）改良型制御棒駆動機構（改良型CRD）、（3）主蒸気流量制限器、（4）独立３区分の非常用炉心冷却設備（ECCS）、（5）鉄筋コンクリート製原子炉格納容器（RCCV）、（6）タービン、（7）湿分分離加熱器、（8）デジタル技術及び新型中央制御盤、などに及んでいる。 日本では現在、４基（東京電力柏崎・刈羽６・７号機、中部電力浜岡５号機、北陸電力志賀２号機）が稼働している。 
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