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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
沸騰水型原子炉（ふっとうすいがたげんしろ、英: Boiling Water Reactor、BWR）は、核燃料を用いた原子炉のうち、純度の高い水が減速材と一次冷却材を兼ねる軽水炉の一種である。 核分裂反応によって生じた熱エネルギーで軽水を沸騰させ、高温・高圧の蒸気として取り出す原子炉であり、発電炉
〔「軽水減速軽水冷却型原子炉」の略〕
SGHWRは、商用原子炉用に英国で設計された。 重水を中性子減速材として使用し、通常の「軽い」水を冷却材として使用する。 冷却材は沸騰水型原子炉のように原子炉内で沸騰し、動力抽出蒸気タービンを駆動する。 SGHWRはグラファイトを減速材として使用し、二酸化炭素ガスを冷却剤として使用していた以前の英国の設計とは一線を画す。オ
(1)煮えたつこと。 液体がある温度以上に熱せられて， その蒸気圧が周囲の圧力よりも大きくなり， 液体の表面だけでなく， 内部からも気化する現象。
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
水素の質量数一の同位体（軽水素）と， 酸素の質量数一六の同位体とだけからできている水。 天然の水の99.74パーセントを占める。 一般には， 重水と区別して， 通常の水をさしていう。
黒鉛減速沸騰軽水圧力管型原子炉（こくえんげんそくふっとうけいすいあつりょくかんがたげんしろ）は、ソビエト連邦（ソ連）が独自に開発した原子炉の形式。ロシア語ではРБМК（Реактор Большой Мощности Канальный）とよぶ。西欧圏ではキリル文字表記をアルファベット読みして頭文字でRBMK（Reaktor
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