第3世代 の原子炉

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第3世代+の原子炉

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2021/08/08 22:28 UTC 版)

「第3世代原子炉」の記事における「第3世代+の原子炉」の解説

第3世代+は安全性、経済性で第三世代に勝る重要な改良が行われた改善型の原子炉設計で、1990年代にNRCに公認された。 改良型CANDU炉 (ACR-1000) CANDU炉の改良型。運用中に燃料棒の交換が可能であるが、重水炉であるためトリチウムが発生する。 AP1000 AP600の改良系。出力を増強している。2012年2月9日、アメリカ・ジョージア州ボーグル原子力発電所（英語版）3号機および4号機への採用が決定し、アメリカ原子力委員会 (NRC) は原発の建設と運転を34年ぶりに認可した。同 型はVCサマー原発（英語版）2、3号機への採用も決まっている。 欧州加圧水型炉 フラマトムM4とジーメンス発電部門のKONVOI炉の直系進化型の加圧水型軽水炉 。 高経済性単純化沸騰水型原子炉 (ESBWR) ABWRをより高度化したもの。 APR1400 アメリカのSystem80+を改良した改良型圧水炉。韓国の次世代炉の基礎になっている。 VVER-1200/392M AES2006の設計で主に受動的安全性が特徴である VVER-1200/491 AES2006の設計であり、動的安全性に特徴があり、国際的にはMIR1200として販売されている。 VVER-1200/510 AES2010の設計であり、WWER-TOIとも称される。392Mを基礎としている。 改良型欧州沸騰水型炉 ABWRを元として、出力を増やしEUの安全基準を満たしている。 B&W mPower（英語版） バブコック・アンド・ウィルコックスとベクテル社が開発中の進化型軽水炉。第3世代++とされている。

第3世代の原子炉

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「第3世代原子炉」の記事における「第3世代の原子炉」の解説

改良型沸騰水型軽水炉 (ABWR) ゼネラル・エレクトリックの設計した原子炉。1996年に日本で最初に導入された。 改良型加圧水型軽水炉 (APWR) 三菱重工業の開発した加圧水型軽水炉の改良型。 CANDU6能力向上形 (EC6) カナダ原子力公社の開発したCANDU炉の後期系統。 VVER-1000/392 VVERのAES91からAES92までで行われた様々な改良が加えられたもの。 AP600（英語版） 1998年にウェスチングハウス社がNRCの最終設計認可を受けた加圧水型軽水炉。EIAは「ウェスチングハウス社はより大きいが、潜在的には若干経済的（単位発電量あたりのコストと して）なAP1000を前面に押し出して、AP600を売り込まなかった」としている。現在ま で採用されていない。 Hualong One/HPR-1000 中国広東核電集団公司（中広核集団、CGNPC）と中国核工業集団公司（中核集団、SNPTC）の中国2大原子炉メーカーが共同で開発。 System80+（System80の改良型） コンバッション・エンジニアリング社の設計した原子炉。これは韓国で開発された第3世代+であるAPR1400の技術的基礎となっている。現在まで採用されていない。 改良型加圧水型重水炉（英語版） (AHWR) インド・バーバ原子力研究センター（英語版） (BARC) で開発中のトリウム燃料を燃やすための次世代型原子炉。