비등수형 원자로

Boiling water reactor
여기서 "BWR"이 리다이렉트 됩니다.상태 방정식은 베네딕트-웹-루빈 방정식을 참조하십시오.
비등수형 원자로(BWR)의 개략도:
  1. 원자로 압력 용기
  2. 핵연료 원소
  3. 제어봉
  4. 재순환 펌프
  5. 제어봉 드라이브
  6. 스팀
  7. 급수
  8. 고압 터빈
  9. 저압 터빈
  10. 발전기
  11. 엑시터
  12. 콘덴서
  13. 냉각수
  14. 프리히터
  15. 급수 펌프
  16. 냉수 펌프
  17. 콘크리트 인클로저
  18. 전기 그리드 연결

비등수형 원자로(BWR)는 전력 생산에 사용되는 경수로의 일종이다.소련의 RBMK와는 설계상 다르다.경수로의 일종인 가압수형 원자로(PWR)에 이어 두 번째로 흔한 발전형 원자로다.BWR과 PWR의 주요 차이점은 BWR에서 원자로 노심이 물을 가열하여 증기로 전환한 후 증기 터빈을 구동한다는 것이다.PWR에서는 노심이 물을 가열하여 끓지 않는다.이 뜨거운 물은 낮은 압력 시스템과 열을 교환하고, 물은 터빈을 구동하는 증기로 변합니다.BWR은 1950년대 중반 Argonne National Laboratory and General Electric (GE)에 의해 개발되었습니다.현재의 주요 제조사는 GE 히타치 원자력이며, 이 유형의 원자로의 설계와 건설을 전문으로 하고 있다.

개요

냉각탑이 있는 BWR의 애니메이션.

비등수형 원자로는 탈염수를 냉각수 및 중성자 감속재로 사용한다.원자로 노심의 핵분열에 의해 열이 발생하며, 이로 인해 냉각수가 끓어 증기가 발생한다.증기는 터빈을 구동하는 데 직접 사용되며, 터빈은 응축기에서 냉각된 후 다시 액체 물로 변환됩니다.이 물은 원자로 노심으로 돌아가 루프를 완성한다.냉각수는 약 75 atm(7.6 MPa, 1000–1100 psi)에서 유지되므로 코어에서 약 285 °C(550 °F)에서 끓습니다.이에 비해 가압수형 원자로(PWR)에서는 약 158atm(16MPa, 2300psi)의 1차 루프에 유지되는 고압 때문에 유의한 비등이 허용되지 않는다.원자로의 노심 손상 빈도는 10에서−4 10−7 사이로 추정되었다(즉, 10,000에서 [1]10,000,000년 사이에 1회 노심 손상 사고).

구성 요소들

응축수 및 급수

터빈에서 나오는 증기는 저압 터빈 아래에 위치한 응축기로 흘러들어 증기가 냉각되어 액체 상태(응축액)로 돌아갑니다.그런 다음 응축수는 다양한 터빈 단계의 추출 증기를 사용하여 온도를 상승시키는 급수 히터를 통해 펌핑됩니다.급수열기의 급수는 용기 상부의 노즐을 통해 원자로 압력용기(RPV)로 유입되며, 노즐은 원자로 연료집합체(이러한 핵연료집합체는 "노심"을 구성함)의 상부에 위치하지만 수위에는 미치지 못한다.

급수는 다운커머 또는 고리 영역으로 들어가 수분 분리기에서 나오는 물과 결합합니다.급수는 수분 분리기로부터 포화수를 보충합니다.이 물은 이제 높은 장막에 의해 코어에서 분리된 다운코머 또는 고리 영역을 따라 흐릅니다.물은 제트 펌프 또는 내부 재순환 펌프(유압 헤드)를 통해 공급됩니다.물은 이제 180도 회전하여 핵심 아래 판을 통해 핵심 안으로 올라가고, 여기서 연료 원소가 물을 데웁니다.상단 가이드의 연료 채널에서 나오는 물은 약 15%의 증기 품질로 포화됩니다.일반적인 노심 흐름은 45,000,000 kg/h(100,000 lb/h), 증기 흐름은 6,500,000 kg/h(14,500,000 lb/h)일 수 있습니다.그러나 코어 평균 보이드 분율은 상당히 높은 분율(~40%)입니다.이러한 종류의 값은 각 발전소의 공개적으로 이용 가능한 기술 규격, 최종 안전성 분석 보고서 또는 핵심 운전 한계 보고서에서 확인할 수 있다.

코어로부터의 가열은 RPV 내부의 물을 재순환하는 재순환 펌프를 보조하는 서멀 헤드를 생성합니다.BWR은 재순환 펌프를 사용하지 않고 설계할 수 있으며 RPV 내부의 물을 재순환하기 위해 서멀 헤드에 전적으로 의존합니다.그러나 재순환 펌프의 강제 재순환 헤드는 전력 제어에 매우 유용하며, 그렇지 않으면 불가능할 높은 출력 레벨을 달성할 수 있습니다.열 출력 레벨은 재순환 펌프를 통과하는 강제 재순환 흐름을 증가 또는 감소시키는 것만으로 쉽게 변경할 수 있습니다.

코어 위의 2상 유체(물 및 증기)는 에어플로 커버 내부에 포함된 상부 영역인 라이저 영역으로 들어갑니다.이 영역의 높이를 높여 열 자연 재순환 펌핑 헤드를 증가시킬 수 있습니다.라이저 영역의 맨 위에는 수분 분리기가 있습니다.사이클론 분리기에서 2상 흐름을 소용돌이치면서 증기는 분리되고 증기 건조기 쪽으로 상승하며, 물은 뒤에 남아 수평으로 하강 또는 고리 영역으로 흐른다.다운커머 또는 고리 영역에서는 급수 흐름과 결합되어 사이클이 반복됩니다.

세퍼레이터 위로 올라오는 포화 증기는 쉐브론 건조기 구조로 건조됩니다."습한" 수증기는 물방울이 느려지는 굴곡진 경로를 통과하여 하강기 또는 고리 영역으로 향합니다.그런 다음 "건식" 증기는 4개의 주요 증기 라인을 통해 RPV에서 나와 터빈으로 갑니다.

제어 시스템

원자로 출력은 제어봉(제어블레이드)을 삽입 또는 인출하는 방법과 원자로 노심을 통과하는 물의 흐름을 변경하는 두 가지 방법으로 제어된다.

제어봉을 배치(추출 또는 삽입)하는 것은 BWR을 시작할 때 전원을 제어하는 일반적인 방법입니다.제어봉이 빠지면 제어물질의 중성자 흡수가 감소하고 연료의 중성자 흡수가 증가하므로 원자로 출력이 증가한다.제어봉이 삽입되면 제어물질의 중성자 흡수가 증가하고 연료의 중성자 흡수가 감소하여 원자로 출력이 감소한다.PWR과 달리 BWR에서는 제어봉(탄화붕소판)이 아래에서 삽입되어 동력의 균질한 분포를 얻을 수 있습니다.상부에서는 증기 형성에 의해 물의 밀도가 낮아져 중성자 조절 효율이 떨어지고 핵분열 확률이 낮아집니다.정상운전 시 제어봉은 원자로 내 균질한 동력분배를 유지하고 연료소비를 보상하는 용도로만 사용되며, 동력은 물의 흐름을 통해 제어된다(아래 [2]참조).일부 초기 BWR 및 제안된 ESBWR(General Electric Hitachi가 만든 경제간소화 BWR) 설계에서는 원자로 재순환 시스템이 없기 때문에 제어봉 위치 결정과 함께 자연순환만을 사용하여 출력을 0~100%로 제어한다.

노심을 통과하는 물의 흐름을 변화(증감)시키는 것은 약 30%에서 100%의 원자로 출력으로 출력을 제어하기 위한 정상적이고 편리한 방법입니다.이른바 "100% 로드 라인"에서 운전할 때 재순환 펌프의 속도를 변경하거나 유량 조절 밸브를 조절하여 원자로 재순환계통 유량을 변경함으로써 정격출력의 약 30%에서 100%까지 출력을 변화시킬 수 있다.노심을 통과하는 물의 흐름이 증가함에 따라 노심으로부터 증기 기포("공극")가 더 빨리 제거되고, 노심 내의 액체 물의 양이 증가하며, 중성자 감속도가 증가하며, 더 많은 중성자가 연료에 흡수되고, 원자로 출력이 증가한다.노심을 통과하는 물의 흐름이 감소함에 따라 노심 내에 증기공극이 더 길어지고 노심 내에 액체 상태의 물의 양이 감소하며 중성자 감속도가 감소하며 연료에 흡수될 수 있을 만큼 중성자가 감소하며 원자로 출력이 [3]감소한다.따라서 BWR은 음의 보이드 계수를 가집니다.

BWR 내의 원자로 압력은 주 터빈 또는 주 증기 바이패스 밸브에 의해 제어된다.운전자에 의해 터빈 증기 수요가 수동으로 설정되는 PWR과 달리 BWR에서는 터빈 밸브가 설정 지점에서 원자로 압력을 유지하기 위해 변조된다.이 제어 모드에서 터빈 출력은 자동으로 원자로 출력 변화를 따릅니다.터빈이 오프라인 상태이거나 트립되면 메인 증기 바이패스/덤프 밸브가 열려 증기가 콘덴서로 직접 전달됩니다.이러한 바이패스 밸브는 증기가 아직 진행 중인 동안 원자로 압력을 유지하고 원자로 가열 및 재사용 대기 속도를 제어하기 위해 필요에 따라 자동 또는 수동으로 조절된다.

원자로 수위는 주급수계통에 의해 제어된다.약 0.5%의 출력에서 100%의 출력으로 공급수는 원자로의 수위를 자동으로 제어합니다.저출력 상태에서 급수 제어기는 원자로 수위를 감시함으로써 단순한 PID 제어 역할을 한다.고출력 상태에서 제어기는 "3요소" 제어 모드로 전환되며 제어기는 원자로 내의 현재 수위, 유입되는 물의 양 및 원자로에서 나오는 증기의 양을 조사합니다.급수제어시스템은 급수분사 및 증기유량을 이용하여 수위편차를 신속하게 예측하고 수위를 설정점 수인치 이내로 유지하도록 응답할 수 있다.2대의 급수펌프 중 1대가 운전 중 고장나면 급수시스템은 재순환계통에 노심유량을 빠르게 감소시켜 몇 초 안에 원자로 출력을 100%에서 50%로 효과적으로 감소시킨다.이 출력 레벨에서 단일 급수 펌프는 코어 수위를 유지할 수 있습니다.모든 급수가 상실되면 원자로는 정지하고 비상 노심 냉각 시스템은 원자로 수위를 복구하는 데 사용됩니다.

증기 터빈

원자로 노심에서 생성된 증기는 노심 위의 증기 분리기와 건조판을 통과하여 원자로 회로의 일부인 터빈으로 직접 이동한다.원자로 노심 주변의 물은 항상 물의 중성자 포획으로 인한 방사성핵종의 흔적으로 오염되기 때문에 터빈은 정상운전 중에 차폐되어야 하며, 유지관리 중에는 방사선 방호가 제공되어야 한다.BWR의 운용과 유지보수에 관한 비용 증가는 PWR에 비해 BWR의 설계가 단순하고 열효율이 높기 때문에 비용 절감의 균형을 맞추는 경향이 있습니다.물 속 방사능의 대부분은 매우 짧은 수명(대부분 N-16, 반감기는 7초)이기 때문에 원자로가 정지된 직후 터빈 홀에 들어갈 수 있다.

BWR 증기 터빈은 포화 증기를 처리하기 위해 설계된 고압 터빈과 여러 개의 저압 터빈을 사용합니다.고압 터빈은 원자로로부터 직접 증기를 받는다.고압 터빈 배기 가스는 증기 재가열기를 통과하며, 증기 재가열기는 저압 터빈이 사용할 수 있도록 증기를 화씨 400도 이상으로 과열합니다.저압 터빈의 배기가스는 메인 콘덴서로 보내집니다.증기 재가열기는 터빈의 증기의 일부를 가져다가 고압 터빈 배기가스에서 나오는 것을 재가열하기 위한 가열원으로 사용합니다.재가열기는 터빈에서 증기를 제거하지만, 최종 결과는 재가열기가 발전소의 열역학 효율을 개선한다는 것입니다.

노심

주요 기사:원자로 노심 및 연료봉

최신 BWR 연료 어셈블리는 74~100개의 연료봉으로 구성되며, 원자로 노심에는 약 800개의 어셈블리가 있으며, 약 140톤의 저농축 우라늄을 수용할 수 있습니다.특정 원자로의 연료 집합체 수는 원하는 원자로 출력, 노심 크기 및 원자로 출력 밀도를 고려한 것이다.

안전 시스템

주요 기사:비등수형 원자로 안전시스템

현대 원자로는 건설과 시운전 전반에 걸쳐 통합된 설계 철학인 심층 철학을 바탕으로 설계된 많은 안전 시스템을 가지고 있다.

BWR은 핵분열 반응이 멈춘 후에도 원자로가 계속 열을 발생시켜 노심 손상을 일으킬 수 있다는 점에서 가압수형 원자로(PWR)와 유사하다.이 열은 핵분열 생성물과 중성자 흡수에 의해 활성화된 물질의 방사성 붕괴에 의해 발생한다.BWR에는 비상 정지 후 노심을 냉각하기 위한 여러 안전 시스템이 포함되어 있습니다.

급유 시스템

원자로 핵연료봉은 원자로 압력용기에서 사용후 핵연료 저장조로 이동하는 방식으로 교체되는 경우가 있다.일반적인 연료 주기는 18-24개월이며, 연료 공급 중단 시 연료 어셈블리의 약 1/3이 교체된다.나머지 연료 어셈블리는 다음 연료 사이클에서 생산되는 효율과 출력을 극대화하기 위해 새로운 노심 위치로 전환됩니다.

방사능과 열로 뜨겁기 때문에 크레인이나 물속에서 이루어집니다.이러한 이유로 사용후 핵연료 저장조는 일반적인 시설에서 원자로 위에 있다.높이보다 몇 배 높은 물에 의해 보호되며, 중요도를 피하기 위해 지오메트리가 제어되는 견고한 배열에 저장됩니다.후쿠시마 제1원자력발전소 사고에서는 하나 이상의 사용후 핵연료 저장조로부터 (사용후 핵연료에 의해 가열되면서) 물이 손실되었고 지진에 의해 형상이 변경되었을 수 있기 때문에 문제가 되었다.연료봉의 피복이 지르코늄 합금이라는 사실도 문제가 되었다. 지르코늄은 1,500K(1,230°C) 이상의 온도에서 수증기와 반응하여 공기 중의 산소와 함께 발화할 수 있는 [4][5]수소를 생산할 수 있기 때문이다.일반적으로 연료봉은 원자로와 사용후 핵연료 저장조 내에서 충분히 냉각되어 있어 우려할 사항이 아니며, 피복재는 로드 수명 동안 온전하게 유지된다.

진화

초기 개념

BWR 개념은 PWR 개념보다 약간 늦게 개발되었습니다.BWR의 개발은 1950년대 초에 시작되었으며, 제너럴 일렉트릭(GE)과 여러 미국 국립 연구소 간의 협업이었다.

미국의 원자력 연구는 3개 군대에서 주도했다.해군은 잠수함을 풀타임 수중 차량으로 바꿀 수 있는 가능성, 그리고 재급유 없이 전 세계를 항해할 수 있는 선박으로 바꿀 수 있는 가능성을 보고 그들의 기술자인 하이만 리코버 선장을 원자력 발전 프로그램을 운영하기 위해 파견했다.리코버는 원자력 분야의 초기 연구자들이 원자로 내에서 증기의 직접 생산이 불안정성을 야기할 것을 우려한 반면 가압수를 사용하는 것이 열 전달 수단으로 분명히 작용할 것이라는 것을 알고 있었기 때문에 해군의 PWR 항로를 결정했다.이러한 우려로 인해 미국의 원자력 분야 첫 번째 연구는 해군 함정(특히 서브기름)에 매우 적합한 PWR에 전념하게 되었고, PWR은 어떤 경우에도 이러한 공간에 들어갈 수 있을 만큼 작고 높은 전력을 만들 수 있게 되었다.

그러나 다른 연구자들은 원자로 노심의 끓는 물에 의해 야기되는 추정된 불안정성이 정말로 불안정성을 야기할 수 있는지를 조사하기를 원했다.초기 원자로 개발 중에 소수의 엔지니어가 실수로 실험 원자로의 원자로 출력 수준을 물이 빠르게 끓을 정도로 증가시켰고, 이는 비상 상황에서 유용한 자가 조절 특성을 나타내었다.특히, Argonne National Laboratory의 연구원 Samuel Untermyer II는 비등수형 원자로가 에너지 생산에 사용될 수 있는지 알아보기 위해 일련의 실험인 BORAX 실험을 제안하고 감독했다.그는 그의 원자로를 상당히 힘든 테스트를 거친 후에,[6] 그것이 BWR의 안전 원칙을 증명한다는 것을 알았다.

이 일련의 테스트 후에 GE는 ANL과[7] 협력하여 이 기술을 시장에 출시했습니다.1950년대 후반/초반/1960년대 중반까지 대규모 테스트가 수행되었으며, 터빈의 개별 부분을 구동하기 위해 직접 생성된 (1차) 핵 보일러 시스템 증기를 부분적으로만 사용하고 2차 증기의 생성을 위한 열 교환기를 내장하였다.문헌에는 왜 그런지는 나와 있지 않지만, BWR의 생산 모델에서는 삭제되었다.

제1시리즈 생산

일반적인 BWR Mark I 격납 건물의 단면 스케치
건조 중인 브라운스 페리 1호기 건식 우물 및 습식 우물, Mark I 격납용기를 사용한 BWR/4.전면에는 드라이웰 또는 1차 격납 용기(PCV)의 뚜껑이 있습니다.
참고 항목: GE BWR

1세대 비등수형 원자로는 BWR의 고유하고 독특한 특징의 점진적 발전을 보았다. 즉, 토러스(증기의 담금이 필요한 과도현상의 경우 증기를 담금질하는 데 사용), 건식 우물, 열 교환기의 제거, 증기 건조기, 독특한 일반적인 레이아웃이다.원자로 건물, 원자로 제어 및 안전 시스템의 표준화.첫 번째 General Electric(GE; 제너럴 일렉트릭) 시리즈인 일련의 BWR은 각각 BWR/1에서 BWR/6까지의 6개의 반복 설계 단계를 통해 진화했다. (BWR/4s, BWR/5s 및 BWR/6s는 현재 서비스에서 가장 일반적인 유형이다.)전 세계에서 사용 중인 대부분의 BWR은 이러한 설계 단계 중 하나에 속합니다.

  • 1세대 BWR: BWR/1(마크 I 포함)
  • 제2세대 BWR: BWR/2, BWR/3 및 마크 I의 콘테인먼트가 있는 일부 BWR/4.기타 BWR/4 및 Mark-II 격납용기가 있는 BWR/5.
  • 3세대 BWR: BWR/6(마크 III 포함)

원자로 건물 변형은 1차 원자로 건물, 드라이웰 및 웨트웰의 콘크리트 또는 강철을 사용하여 다양한 [8]조합으로 구성되었습니다.

GE 디자인 외에도 ABB(Asea-Atom), MITSU, 도시바 및 KWU(Kraftwerk Union)의 디자인도 있었습니다.비등수형 원자로 목록을 참조한다.

고도 비등수형 원자로

영국 ABWR 설계 철근콘크리트 격납용기 단면도
주요 기사:고도 비등수형 원자로

BWR의 새로운 설계는 고급 비등수형 원자로(ABWR)로 알려져 있다.ABWR은 1980년대 후반과 1990년대 초반에 개발되어 현재에 이르고 있다.ABWR은 컴퓨터 제어, 발전소 자동화, 제어봉 제거, 동작 및 삽입, 노심내 펌핑, 핵안전 등 설계에 고급 기술을 통합해 높은 출력(원자로당 1350 MWe)과 함께 원래의 생산 BWR 시리즈에 대한 개선을 제공하고, 원자로당 1350 MWe)의 발생 확률을 현저히 낮춘다.e 손상가장 중요한 것은 ABWR이 시리즈 [9]제작에 사용될 수 있는 완전히 표준화된 설계였다는 점입니다.

ABWR은 미국 원자력규제위원회에 의해 1990년대 초에 표준화된 설계로 생산을 승인받았다.그 후, 많은 ABWR가 일본에 건설되었다.일본에서의 ABWR의 성공에 의해, 제너럴 일렉트릭의 원자력 사업부가 히타치 코퍼레이션의 원자력 사업부와 합병해, 현재 BWR 설계의 세계 최대 개발자인 GE 히타치 원자력 사업부를 형성한 것이 하나의 진전이다.

단순 비등수형 원자로 - 면허 없음

ABWR의 개발과 병행하여 General Electric은 단순 비등수형 원자로(SBWR)로 알려진 다른 개념도 개발했다.이 작은 600 메가와트 전기 원자로는 경수로[citation needed] 사상 처음으로 "수동 안전" 설계 원칙을 도입한 것으로 유명하다.수동적 안전의 개념은 비상 주입 펌프와 같은 활성 시스템의 개입을 요구하는 대신 안전 관련 우발상황이 발생할 경우 자연력 운전만을 통해 원자로가 안전상태로 돌아가도록 설계되었음을 의미한다.

예를 들어 원자로가 너무 뜨거워지면 용해성 중성자 흡수체(일반적으로 붕산염 물질 용액 또는 붕사 용액) 또는 중성자를 흡수함으로써 연쇄 반응을 크게 방해하는 물질을 원자로 노심에 방출하는 시스템을 작동시킬 것이다.수용성 중성자 흡수제가 들어 있는 탱크는 원자로 위에 위치하게 되며, 시스템이 작동되면 흡수 용액은 중력을 통해 노심으로 흘러들어와 반응을 거의 완전히 멈춘다.또 다른 예로는 열수/증기 상승 원리에 의존한 격리 콘덴서 시스템이 있는데, 이 시스템은 매우 깊은 물 탱크에 있는 원자로 위에 위치한 대형 열 교환기로 뜨거운 냉각수를 가져와 잔류 열 제거를 수행했다.또 다른 예는 노심 내 재순환 펌프의 누락이다. 이러한 펌프는 냉각수를 계속 이동시키기 위해 다른 BWR 설계에 사용되었다. 이러한 펌프는 비용이 많이 들고, 수리하기 어려우며, 때때로 고장이 발생할 수 있다. ABWR은 신뢰성을 개선하기 위해 이러한 재순환 펌프를 10개 이상 통합했다.충분한 수가 서비스 가능한 상태로 유지되어 계획되지 않은 정지가 필요하지 않을 것이며 다음 번 주유 중단 시 펌프를 수리할 수 있을 것이다.대신, 단순 비등수형 원자로 설계자는 자연순환(냉수 낙하, 온수 상승)이 물을 끓일 노심 중심으로 가져오도록 열분석을 사용하여 노심을 설계했다.

SBWR의 수동적 안전 기능의 궁극적인 결과는 안전 우발상황 이후 최소 48시간 동안 중대한 안전사고가 발생할 경우 사람의 개입이 필요하지 않은 원자로가 될 것이다. 따라서 원자로 외부에 완전히 격리된 냉각수 탱크의 주기적 주입만 필요하다.m 냉각계통이며 증발을 통해 원자로 폐열을 제거하도록 설계되어 있다.단순화된 비등수형 원자로는 미국 원자력규제위원회에 제출되었지만[when?] 승인 전에 철회되었다[when?]. 그럼에도 불구하고 이 개념은 제너럴 일렉트릭의 설계자들에게 여전히 흥미로웠고 [citation needed]향후 개발의 기초가 되었다.

경제성 간이 비등수형 원자로

주요 기사:경제 간이 비등수형 원자로

1990년대 후반부터 시작된 기간 동안 GE 엔지니어는 고급 비등수형 원자로 설계의 특징과 단순 비등수형 원자로 설계의 특징적인 안전 특성을 결합하고 그에 따른 설계를 더 큰 크기인 1,600 MWe(4,500 MWh)로 확장할 것을 제안했다.이 경제 간이 비등수형 원자로(ESBWR) 설계는 2005년 4월 승인을 위해 미국 원자력규제위원회에 제출됐으며 설계인증은 2014년 [10]9월에 NRC에 의해 부여됐다.

보도에 따르면 이 설계는 원자로 연간 [citation needed]노심 손상 사건이 3×10에−8 불과한 노심 손상 확률을 갖는 것으로 알려져 있다.즉, 100년 수명 동안 단일 노심 손상 사건을 예상하기 위해서는 300만 개의 ESBWR이 작동해야 합니다.BWR의 초기 설계인 BWR/4는 원자로 [11]연간 1×10 노심 손상 사건만큼−5 노심 손상 확률이 높았다.ESBWR의 이 매우 낮은 CDP는 시장에 나와 있는 다른 대형 LWR을 훨씬 능가합니다.

다른 타입과의 비교

BWR의 이점

  • 원자로 용기와 관련 부품은 PWR의 약 155바 (2,250psi)에 비해 약 70–75바 (1,020–1,090psi)의 상당히 낮은 압력으로 작동한다.
  • 압력용기는 PWR에 비해 조사량이 현저히 적기 때문에 시간이 지남에 따라 쉽게 부서지지 않습니다.
  • 낮은 핵연료 온도에서 작동하며, 주로 기화 잠열에 의한 열 전달로 인해 PWR의 감지 열과는 반대된다.
  • 증기 발생기 및 가압기 용기 및 관련 1차 회로 펌프의 부족으로 인한 대형 금속 및 전체 구성 요소 감소(구형 BWR에는 외부 재순환 루프가 있지만 ABWR과 같은 최신 BWR에서는 이 배관조차 제거됨)이것에 의해, BWR 의 조작도 간단하게 됩니다.
  • PWR에 비해 냉각수 상실을 초래하는 파열 위험(확률)이 낮고 그러한 파열 발생 시 노심 손상 위험이 낮다.이는 파이프 수 감소, 대경 파이프 수 감소, 용접 수 감소 및 증기 발생기 튜브 수 감소로 인한 것입니다.
  • NRC의 결함 전위 제한 평가는 그러한 고장이 발생한 경우 비상노심냉각시스템(ECCS)의 견고성과 중복성으로 인해 평균 PWR이 평균 BWR보다 노심 손상을 입을 가능성이 낮다는 것을 나타낸다.
  • 압력 용기의 수위 측정은 정상 작동과 비상 작동 모두에서 동일하므로 비상 상태를 쉽고 직관적으로 평가할 수 있습니다.
  • 강제 흐름 없이 자연 순환을 사용하여 낮은 코어 전력 밀도 수준에서 작동할 수 있습니다.
  • BWR은 재순환 펌프가 완전히 제거되도록 자연 순환만을 사용하여 작동하도록 설계될 수 있습니다(새로운 ESBWR 설계는 자연 순환을 사용합니다).
  • BWRs 삼중 수소(그 발전 터빈의 오염)[2]의 생산 부식의 원자로 용기 및 배관 내엘 가능성도 낮기를 피하기 위해 핵 분열 연소한다.(붕산에서 부식 주의 깊게 PWRs의 경우 반응은 원자로 용기 뚜껑 부식이 일어날 수 있는 증명되었습니다를 감시해야 하붕산을 사용하지 않는다.또는혈관 헤드가 올바르게 유지되지 않습니다.'Davis-Bese' 참조.BWR은 붕산을 이용하지 않기 때문에 이러한 우발성은 배제됩니다.)
  • 중성자 흡수제(PWR의 붕산)를 추가하는 대신 감속재 밀도(물 속의 기포)를 감소시킴으로써 동력 제어는 고속 중성자에 의한 U-238의 육종으로 이어져 핵분열성 Pu-239를 [2]생성한다.
  • BWR은 일반적으로 주요 안전 관련 시스템에 N-2 중복성을 가지며, 이는 일반적으로 4개의 "열" 구성 요소로 구성된다.이는 일반적으로 안전시스템의 4가지 컴포넌트 중 최대 2가지 컴포넌트에 장애가 발생할 수 있으며 요구 시 시스템이 계속 작동함을 의미합니다.
  • 단일 메이저 벤더(GE/Hitachi)로 인해 현재 BWR은 예측 가능하고 균일한 설계를 가지고 있으며, 완전히 표준화되지는 않았지만 일반적으로 서로 매우 유사합니다.ABWR/ESBWR 설계는 완전히 표준화되었습니다.적어도 미국에서는 현재 PWR 차량(연소 엔지니어링, 웨스팅 하우스 및 밥콕 & 윌콕스)에 대표되는 세 가지 설계 계열이 있으며, 이러한 계열 내에는 상당히 다른 설계가 존재하기 때문에 표준화 부족이 여전히 PWR의 문제로 남아 있다.그러나 프랑스와 같이 일부 국가는 PWR로 높은 수준의 표준화에 도달할 수 있다.
    • 추가 PWR 패밀리가 도입되고 있습니다.예를 들어 미쓰비시의 APWR, 아레바의 US-EPR, 웨스팅하우스의 AP1000/AP600은 이미 다양한 고객에게 다양성과 복잡성을 더하고 안정성과 예측 가능성을 추구하는 고객이 BWR과 같은 다른 설계를 찾게 할 수 있습니다.
  • BWR은 수입국이 핵해군을 보유하지 않는 경우(PWR은 원자력선박에 사용되는 소형 고출력 설계로 인해 핵해군이 선호한다. 해군용 원자로는 일반적으로 수출되지 않기 때문에 PWR 설계, 건조 및 운용에 있어 국가 기술을 개발한다.) 수입국에 과잉으로 나타난다.이는 BWR이 발전, 프로세스/산업/지역난방, 담수화 등의 평화적 용도에 이상적으로 적합하기 때문일 수 있습니다. 비용, 단순성 및 안전성에 중점을 두기 때문에 더 큰 크기와 약간 낮은 열효율을 희생합니다.
    • 스웨덴은 주로 BWR로 표준화 되어 있다.
    • 멕시코의 두 원자로는 BWR이다.
    • 일본은 PWR과 BWR을 모두 시험했지만, 현재 대부분의 빌드는 BWR, 특히 ABWR에 의한 것입니다.
    • 1960년대 초 영국 2세대 발전소의 표준 설계를 위한 CEGB 공개 경쟁에서 PWR은 최종 라운드에 진출조차 하지 못했다.이것은 BWR(예측 가능성과 "지루함"을 선호함)과 영국 고유의 고유 설계인 AGR의 대결이었다.아마도 기술적 장점, 아마도 총선이 [citation needed]임박했기 때문일 것이다.1980년대에 CEGB는 PWR, Sizewell B를 만들었습니다.

BWR의 단점

  • BWR은 노심 상부의 "2상(물 및 증기) 유체 흐름"으로 인해 운전 중 핵연료 소비를 관리하기 위해 보다 복잡한 계산을 요구한다.이를 위해서는 원자로 노심에 더 많은 계장이 필요하다.
  • 유사한 출력의 PWR보다 큰 원자로 압력용기, 특히 주 증기 발생기 및 관련 배관을 여전히 사용하는 구형 모델의 경우 비용이 더 높다.
  • 단수명 활성화 생성물에 의한 터빈 오염즉, 원자로노심으로부터 직접 유입되는 증기로부터 발생하는 방사선 준위로 인해 정상운전 중에는 증기터빈 주변의 차폐 및 접근통제가 필요하다.대부분의 방사 플럭스는 질소-16(수중 산소 활성화)에 의한 것으로서, 반감기는 7.1초이며, 정지 후 몇 분 이내에 터빈 챔버를 진입시킬 수 있다.광범위한 경험에 따르면 BWR의 터빈, 응축수 및 급수 구성요소에 대한 정지 정비는 기본적으로 화석 연료 [citation needed]발전소로 수행될 수 있다.
  • 비록 BWRs의 present[언제?]함대는 said[누구에 의해서?]덜"110만 원자로-년에"제한 실수로 인해 노심 손상으로 고통 받는 것 PWRs( 올라 ECCS성과 중복)의 현재 함대보다 가능성이 높은 것으로, 우려가 as-built, 수정되지 않은 마크 I격납 용기의 압력 격납 건물 능력에 대해 의문이. –은 그러한 largeenough 수 있e 극한의 노심 손상을 초래하는 완전한 ECCS 장애와 결합된 제한적인 장애에 의해 발생하는 압력을 억제하기에 불충분하다.후쿠시마 I 원전 사고 이전에는 극히 가능성이 낮다고 가정한 이 이중고장 시나리오에서는 수정되지 않은 마크 I 원자로 건물로 일정 수준의 방사능 방출이 발생할 수 있다.이는 마크 I 격납용기의 개조에 의해 완화되어야 한다.즉, 격납용기 압력이 임계 설정점을 초과할 경우 방사성핵종을 [12]가둬두도록 설계된 활성탄 필터를 통과한 후 가압가스의 질서 있는 배출을 가능하게 하는 아웃가스 스택 시스템의 추가이다.

제어봉 문제

  • 제어봉은 현재 BWR 설계의 경우 아래에서 삽입됩니다.비상 상황에서 제어봉을 코어로 구동할 수 있는 두 가지 유압 전원이 있습니다.전용 고압 유압 축압기가 있고 각 제어봉에서 사용할 수 있는 원자로 압력 용기 내부의 압력도 있습니다.전용 축압기(로드당 1개) 또는 원자로 압력은 각 로드를 완전히 삽입할 수 있습니다.대부분의 다른 원자로 타입은 전자석에 의해 인출된 위치에 유지되는 상부 진입 제어봉을 사용하여 동력이 상실될 경우 중력에 의해 원자로 안으로 떨어지게 된다.이러한 장점은 유압력이 중력보다 훨씬 큰 로드 삽입력을 제공하므로 코어 손상 시 컨트롤 로드 채널이 손상되어 BWR 컨트롤 로드가 부분적으로 삽입된 위치에서 걸릴 확률이 훨씬 낮기 때문에 부분적으로 상쇄됩니다.바닥 진입 제어봉은 또한 연료 주입 중 개방 압력 용기로 제어봉 시스템을 시험할 뿐만 아니라 제어봉 및 구동장치를 제거하지 않고도 연료를 주입할 수 있다.

기술 및 배경 정보

스타트업('중요')

원자로 시동(임계)은 노심으로부터 제어봉을 인출하여 노심반응성을 핵쇄반응이 자급자족할 수 있는 수준으로 높임으로써 달성된다.이것을 「중요화」라고 부릅니다.제어봉 인출은 원자로가 임계치에 근접할 때 노심상태를 주의 깊게 감시하기 위해 천천히 수행된다.원자로가 약간 초임계 상태가 되는 것이 관찰되었을 때, 즉 원자로 출력이 스스로 증가하고 있을 때, 원자로는 임계로 선언된다.

로드 동작은 로드 구동 제어 시스템을 사용하여 수행됩니다.ABWR 및 ESBWR과 같은 최신 BWR과 모든 독일 및 스웨덴 BWR은 매우 부드러운 동작으로 여러 로드를 제어할 수 있는 파인 모션 제어 로드 드라이브 시스템을 사용합니다.이를 통해 원자로 운영자는 원자로가 임계 상태가 될 때까지 노심의 반응성을 균일하게 높일 수 있다.오래된 BWR 설계에서는 수동 제어 시스템을 사용합니다. 수동 제어 시스템은 일반적으로 한 번에 한 개 또는 네 개의 제어 막대를 제어하는 것으로 제한되며 이러한 위치 사이에 일정한 간격이 있는 일련의 절단된 위치를 통해서만 제어됩니다.수동제어계통의 한계로 인해 시동을 걸 때 노심을 하나의 제어봉이 움직이면 큰 비선형 반응도 변화가 발생하여 연료원소를 고장(융해, 점화, 약화 등)까지 가열할 수 있는 상태로 만들 수 있다.그 결과, GE는 1977년 단일 제어봉 이동의 영향을 최소화하고 제어봉 낙하 사고 시 연료 손상을 방지하는 BPWS(Banked Position Detraft Sequence)라는 일련의 규칙을 개발했다.BPWS는 제어봉을 A1, A2, B1, B2의 4개의 그룹으로 나눕니다.그런 다음 모든 A 제어봉 또는 B 제어봉을 정의된 순서로 완전히 뽑아 "체커보드" 패턴을 만듭니다.다음으로 대향군(B 또는 A)을 정해진 순서로 위치 02, 04, 08, 16으로 끌어당기고 마지막으로 풀아웃한다(48).수동 제어 시스템은 BPWS 준거 시동 시퀀스를 따름으로써 전체 코어를 위험 수준으로 균일하고 안전하게 상승시킬 수 있으며,[13] 연료 손상 가능성이 있는 가정된 이벤트 중에 연료봉이 280cal/gm을 초과하는 에너지 방출을 방지할 수 있습니다.

열마진

BWR을 조작하는 동안 여러 계산된/측정된 수량을 추적합니다.

  • 최대 분율 제한 임계 전력비(MFLCR)
  • 분율 제한 선형 발열 속도(FLLHGR)
  • 평균 평면 선형 발열 속도(APLHGR)
  • 사전 조정 중간 운영 관리 권장 사항(PCIOMR)

MPLCR, FLLHGR 및 APLHGR은 정상 작동 중에 1.0 미만으로 유지해야 합니다.이러한 면허한계까지 오차범위와 안전범위를 확보하기 위해 관리통제가 실시되고 있습니다.전형적인 컴퓨터 시뮬레이션은 원자로 노심을 24-25개의 축면으로 나눈다. 원자로 노심의 각 "노드"에 대해 관련 수량(764개의 연료 어셈블리 x 25개의 노드/어셈블리 = 19100개의 노드 계산/노드 이력)을 추적한다.

Maximum fraction limiting critical power ratio(MLCPR; 최대분율제한임계전력비)

구체적으로 MPLCR은 선행 연료 다발이 "건조"(또는 PWR의 경우 "핵 비등에서 이탈")에 얼마나 가까운지를 나타낸다.전이 비등이란 핵 비등이 막 비등하는 경향이 있는 불안정한 과도 영역입니다.뜨거운 프라이팬에서 춤추는 물방울은 필름 끓는 것의 한 예이다.필름 비등 중에 절연 증기의 부피가 가열된 표면과 냉각 유체를 분리합니다. 그러면 가열된 표면의 온도가 급격히 상승하여 냉각 유체와 다시 평형 열 전달에 도달합니다.즉, 증기는 가열된 표면과 표면 온도 상승을 반절연하여 열이 (대류 및 복사 열 전달을 통해) 냉각 유체로 전달되도록 합니다.핵연료는 필름 비등 시 손상될 수 있으며, 이로 인해 연료 피복이 과열되어 고장날 수 있습니다.

MFLCR은 BWR 연료 공급업체(GE, Westinghouse, AREVA-NP)에 의해 공식화된 경험적 상관관계를 통해 모니터링된다.공급업체는 저항 가열로 핵열을 시뮬레이션하고 특정 연료 설계에 대해 전환 비등 영역 내/외부의 냉각수 흐름, 연료 조립 전력 및 원자로 압력 조건을 실험적으로 결정하는 시험 장치를 가지고 있다.기본적으로 공급업체는 연료 어셈블리의 모델을 만들지만 저항성 히터로 전원을 공급합니다.이러한 모의 연료 어셈블리는 특정 출력, 흐름, 압력에서 데이터 포인트가 측정되는 테스트 스탠드에 배치됩니다.실험 데이터는 정상 또는 과도 운전 중에 필름 비등으로의 전환이 발생하지 않도록 BWR 연료에 보수적으로 적용된다.BWR 코어에 대한 일반적인 SLMCPR/MCPRSL(안전 제한 MCPR) 라이센스 제한은 BWR 코어에 있는 연료봉의 99.9%가 정상 작동 [14]중 필름 비등 상태로 전환되지 않는다는 것을 증명하는 계산에 의해 입증된다.BWR은 끓는 물이고 증기는 액체 물뿐만 아니라 열을 전달하지 않기 때문에 MPLCR은 일반적으로 증기 부피가 가장 큰 연료 어셈블리의 상단에서 발생합니다.

분율 제한 선형 발열 속도(FLLHGR)

FLLHGR(FDLRX, MPLPD)은 원자로 노심의 연료봉 출력에 대한 제한이다.새 연료의 경우, 이 한계는 일반적으로 연료봉의 약 13kW/ft(43kW/m)입니다.이 한계는 최악의 발전소 과도/스크램 발생이 예상되는 경우 로드에 있는 연료 펠릿의 중심선 온도가 연료 재료(우라늄/가돌리늄 산화물)의 융점을 초과하지 않도록 한다.과도 상태에서의 LHGR의 반응을 설명하기 위해 최대 출력 시 증기를 터빈에 공급하는 밸브의 빠른 폐쇄를 상상해 보십시오.이로 인해 증기 흐름이 즉시 중단되고 BWR 압력이 즉시 상승합니다.이러한 압력 상승은 원자로 냉각수를 효과적으로 순간적으로 냉각시킨다. 즉, 공극(증기)은 붕괴되어 고체가 된다.원자로의 공극이 붕괴되면 핵분열 반응이 촉진되고(열 중성자가 증가), 제어봉의 자동 삽입에 의해 정지될 때까지 출력이 급격히 증가한다(120 %)따라서 원자로가 터빈으로부터 급속히 격리되면 용기 내의 압력이 급격히 상승하여 수증기가 붕괴되고, 이로 인해 원자로 보호 시스템에 의해 정지되는 출력 편차가 발생한다.과도기 전에 연료 핀이 13.0 kW/ft로 작동 중이었던 경우 보이드 붕괴로 인해 동력이 상승합니다.FLLHGR 한계는 가압 과도 후 출력이 급격히 증가한 경우 최고 동력 연료 로드가 녹지 않도록 하기 위해 사용됩니다.LHGR 한계를 준수하면 가압 과도 상태에서 연료가 녹지 않습니다.

평균 평면 선형 발열 속도(APLHGR)

APLHGR은 연료 다발에 존재하는 붕괴열의 측정값인 선형 열 발생 속도(LHGR)의 평균으로, LLOCA(Large-break Loss of Coolant) 사고 중 발생할 수 있는 연료고장의 가능성과 관련된 안전 한계이다. – 원자로 내 냉각수 압력의 치명적인 상실을 초래하는 대규모 배관 파열이다.노심의 일시적인 노출로 이어질 것으로 예상되는 확률론적 위험 사정 및 원자력 안전 및 보안에서 가장 위협적인 "설계 기준 사고"로 간주됩니다. 이 노심 건조 사건은 노심이 BWR의 경우 냉각수의 열 제거 덮개를 상실하기 때문에 노심 건조 현상을 "발견"이라고 합니다.노심이 너무 오랫동안 노출되면 연료 고장이 발생할 수 있습니다. 설계상 노출되지 않은 연료의 온도가 임계 온도(1100°C, 2200°F)에 도달할 때 연료 고장이 발생하는 것으로 가정합니다.BWR 설계에는 Failsafe 보호 시스템이 통합되어 있어 연료가 이 온도에 도달하기 전에 신속하게 냉각되고 안전하게 유지됩니다. 이러한 Failsafe 시스템을 비상 노심 냉각 시스템이라고 합니다.ECCS는 원자로 압력용기를 신속하게 범람시키고 노심 자체에 물을 분사하며 이 경우 원자로 연료를 충분히 냉각하도록 설계되었다.그러나 다른 시스템과 마찬가지로 ECCS는 냉각 용량에 제한이 있으며, ECCS가 과부하가 되어 냉각에 성공하지 못할 정도로 많은 붕괴열을 발생시키는 연료가 설계될 가능성이 있습니다.

이를 방지하기 위해서는 연료집합체에 축적된 붕괴열이 ECCS에 과부하되지 않도록 해야 한다.이와 같이 LHGR로 알려진 붕괴열 발생 측정은 GE의 엔지니어들에 의해 개발되었으며, 이 측정에서 APLHGR이 도출되었습니다.APLHGR은 원자로가 1차 격납 시스템을 파괴하는 평균 출력 수준에서 가동되지 않도록 감시된다.연료 공급 업체/인정자는 연료 공급 코어가 작동하도록 허가되면 컴퓨터 모델을 사용하여 이벤트를 시뮬레이션합니다.그들의 접근방식은 원자로가 가장 취약한 상태에 있을 때 최악의 경우를 시뮬레이션하는 것이다.

APLHGR은 업계에서 일반적으로 "애플 허거"로 발음된다.

Pre-Conditioning Interim Operation Management 권장사항(PCIOMR)

PCIOMR은 펠릿에 의한 클래딩 손상을 방지하기 위한 일련의 규칙 및 제한입니다.첫 번째 핵 가열 중에 핵연료 알갱이가 깨질 수 있다.펠릿의 들쭉날쭉한 가장자리는 내부 클래드 벽과 마찰하고 상호작용할 수 있습니다.연료 펠릿의 출력이 증가하는 동안 세라믹 연료 재료는 연료 클래딩보다 빠르게 팽창하고, 연료 펠릿의 들쭉날쭉한 가장자리가 클래딩 안으로 압입되어 천공을 일으킬 수 있습니다.이를 방지하기 위해 두 가지 시정 조치를 취했습니다.첫 번째는 펠릿-클래드 상호작용으로 인해 천공에 저항하는 연료 클래딩 내벽에 대한 얇은 장벽 층을 포함하는 것이고, 두 번째는 PCIOMR에 따라 작성된 일련의 규칙이다.

PCIOMR 규칙에는 새로운 연료의 초기 "조절"이 필요합니다.즉, 각 연료 원소의 첫 번째 핵 가열의 경우, 국부 다발 동력은 연료 펠릿의 균열을 방지하고 연료의 열팽창 속도 차이를 제한하기 위해 매우 느리게 증가해야 한다.PCIOMR 규칙은 또한 최대 국소 전력 변화(kW/ft*hr)를 제한하고, 제어봉이 인접 제어봉의 선단 아래로 당겨지는 것을 방지하며, 제어봉 시퀀스를 코어 모델링 소프트웨어에 대해 분석하여 펠릿에 의한 상호 작용을 방지해야 한다.PCIOMR 분석에서는 로컬 전력 속도가 최대 정격을 초과하지 않도록 제어봉 위치 변경 또는 급격한 전력 변화로 인해 발생할 수 있는 로컬 전력 피크 및 제논 과도 상태를 살펴봅니다.

BWR 목록

운용 가능한 BWR 및 해제된 BWR 목록은 BWR 목록을 참조하십시오.

실험 및 기타 유형

실험 및 기타 비상업적 BWR에는 다음이 포함됩니다.

차세대 설계

  • 고도 비등수형 원자로(ABWR)
  • 경제 간이 비등수형 원자로(ESBWR)
  • Areva Kerena(Siemens SWR 1000을 기반으로 Siemens는 원자력 사업을 Areva에 매각)
  • 도시바 ABWR(GE-Hitachi ABWR과는 관계 없음), 아세아(현 ABB의 일부) BWR 90+ 설계에 근거해, ABB는 원자력 사업을 종료해, 일련의 핵 사업 합병과 분할에 의해서 도시바가 설계를 소유하게 되었다.아세아→ABB→Westinghouse →도시바)

「 」를 참조해 주세요.

레퍼런스 및 메모

  1. ^ Susan Dingman; Jeff LaChance; Allen Canip; Mary Drouin (31 December 1995). "Core damage frequency perspectives for BWR 3/4 and Westinghouse 4-loop plants based on IPE results". Osti.gov. Retrieved 2013-08-02.
  2. ^ a b c Bonin, Bernhard; Klein, Etienne (2012). Le nucléaire expliqué par des physiciens.
  3. ^ James W. Morgan, Exelon Nuclear (15 November 2007). "Upgrade your BWR recirc pumps with adjustable-speed drives". Power: Business and Technology for the Global Generation Industry. Retrieved 20 March 2011.
  4. ^ Kuan, P.; Hanson, D. J.; Odar, F. (1991). Managing water addition to a degraded core. OSTI 5642843.
  5. ^ Haskin, F.E.; Camp, A.L. (1994). Perspectives on Reactor Safety (NUREG/CR-6042) (Reactor Safety Course R-800), 1st Edition. Beltsville, MD: U.S. Nuclear Regulatory Commission. p. 3.1–5. Retrieved 23 November 2010.
  6. ^ Boiling Water Reactor Simulator with Passive Safety Systems - IAEA (PDF (11 MB)), IAEA, October 2009, p. 14, retrieved 8 June 2012
  7. ^ "Nuclear Reactors Build, Being Built, or Planned in the United States as of June 30, 1970". 1970. doi:10.2172/4115425. {{cite journal}}:Cite 저널 요구 사항 journal=(도움말)
  8. ^ Sandia National Laboratories (July 2006), Containment Integrity Research at Sandia National Laboratories – An Overview (PDF), U.S. Nuclear Regulatory Commission, NUREG/CR-6906, SAND2006-2274P, retrieved 13 March 2011
  9. ^ GE Hitachi Nuclear Energy (2010). "Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) fact sheet" (PDF). Archived (PDF) from the original on October 2, 2015. Retrieved 20 June 2020.
  10. ^ "Issued Design Certification - Economic Simplified Boiling-Water Reactor (ESBWR)".
  11. ^ Hinds, David; Maslak, Chris (January 2006). "Next-generation nuclear energy: The ESBWR" (PDF). Nuclear News. La Grange Park, Illinois, United States of America: American Nuclear Society. 49 (1): 35–40. ISSN 0029-5574. Archived from the original (PDF) on 2010-07-04. Retrieved 2009-04-04.
  12. ^ 다케우치 케이지 코멘트 : 중요 통풍구는 1990년대까지 설치되어 있지 않았습니다.Asahi.com
  13. ^ NEDO-2123, "은행 포지션 인출 시퀀스", 1977년 1월제너럴 일렉트릭
  14. ^ http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0523/ML052340664.pdf NUREG-0800, (67:234) 원자력발전소 안전성 분석 보고서 검토를 위한 표준 검토 계획의 섹션 4.4, 개정 1, 열 및 유압 설계.LWR 에디션(10페이지, 7/31/20)

외부 링크

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