가압수형 원자로
Pressurized water reactor가압수형 원자로(PWR)는 경수로의 일종이다.PWR은 세계 원자력 발전소의 대부분을 차지한다(영국, 일본 및 캐나다 제외).PWR에서는 1차 냉각수(물)가 고압으로 원자로 노심에 펌핑되어 원자분열에 의해 방출되는 에너지에 의해 가열된다.가열된 고압의 물은 증기 발생기로 흐르며, 여기서 열 에너지를 증기가 발생하는 2차 시스템의 저압수로 전달합니다.증기는 발전기를 돌리는 터빈을 구동한다.비등수형 원자로(BWR)와는 달리 1차 냉각수 루프 내의 압력은 원자로 내에서 물이 비등하는 것을 방지한다.모든 경수로에서는 냉각수 및 중성자 감속재로 일반 물을 사용한다.대부분은 수직으로 설치된 증기 발생기를 2개에서 4개까지 사용하고, VVER 원자로는 수평 증기 발생기를 사용한다.
PWR은 원래 핵잠수함의 원자력 해양 추진 역할을 하도록 설계되었으며 Shippingport 원자력 발전소의 두 번째 상업 발전소의 원래 설계에 사용되었다.
현재 미국에서 가동 중인 PWR은 2세대 원자로로 간주된다.러시아의 VVER 원자로는 미국의 PWR과 유사하지만 VVER-1200은 2세대로 간주되지 않는다(아래 참조).프랑스는 전력의 대부분을 생산하기 위해 많은 발전소를 운영하고 있다.
역사
![](http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/e/ec/Ranchoseco.jpg/220px-Ranchoseco.jpg)
수백 개의 PWR은 항공모함, 핵잠수함, 쇄빙선의 해상 추진에 사용된다.미국에서는 원래 오크리지 국립 연구소에서 완전히 가동되는 잠수함 발전소를 아이다호 국립 연구소에 두고 원자력 잠수함 발전소로 사용하기 위해 설계되었다.후속 작업은 웨스팅하우스 베티스 원자력 [1]연구소에 의해 수행되었다.Shippingport 원자력 발전소에서 최초로 순수 상업 원자력 발전소는 원래 주장에 제독 Hyman G리코버:폴란드에서 온 가압수 형 원자로(비록 첫 정권 식물은 시설망에 연결된 오브 닌스크, 소련에)[2]가 실행 가능한 상업적 식물은 " 미친 열역학적 사이클도 포함될 것이다 설계되었다. 월다른 모든 사람들이 짓고 싶어 하는 것"이라고 말했다.[3]
미 육군 원자력 프로그램은 1954년부터 1974년까지 가압수형 원자로를 가동했다.스리마일 아일랜드 원자력 발전소는 처음에 TMI-1과 [4]TMI-2라는 두 개의 가압수형 원자로 발전소를 가동했다.1979년 TMI-2의 부분 용융은 기본적으로 20년 [5]동안 미국 원자력 발전소의 신규 건설 성장을 중단시켰다.Watts Bar 2호기(Westinghouse 4-loop PWR)는 2016년에 가동되어 1996년 [6]이래 미국 최초의 새로운 원자로가 되었다.
가압수형 원자로는 AP1000, VVER-1200, ACPR1000+, APR1400, 훼롱원, IPWR-900 및 EPR 등 몇 가지 새로운 3세대 원자로 진화 설계를 가지고 있다.첫 번째 AP1000과 EPR 원자로는 [7]2018년에 중국의 전력망에 연결되었다.2020년, NuScale Power는 수정된 PWR [9]설계를 가진 소형[8] 모듈형 원자로에 대해 원자력 규제 위원회로부터 규제 승인을 받은 최초의 기업이 되었다.또한 2020년에 에너지 영향 센터는 PWR [10]설계의 100electric MW 원자력 발전소 건설에 대한 오픈 소스 청사진을 발표한 OPEN100 프로젝트를 도입했다.
설계.
원자로 압력용기 내 핵연료는 핵분열 연쇄반응을 일으켜 열을 발생시키고, 연료 클래딩을 통한 열전도에 의해 1차 냉각수 루프 내의 물을 가열한다.뜨거운 1차 냉각수는 증기 발생기라고 불리는 열 교환기로 펌핑되어 수백 또는 수천 개의 작은 튜브를 통해 흐릅니다.열은 이들 튜브의 벽을 통해 냉각수가 증발하여 가압된 증기로 증발하는 교환기의 시트 측에 위치한 하부 압력 보조 냉각수로 전달됩니다.2차 냉각수가 방사능에 노출되는 것을 방지하기 위해 두 개의 오일을 혼합하지 않고 열이 전달됩니다.일반적인 증기 발생기 장치로는 u-tube 또는 싱글패스 [citation needed]열교환기가 있습니다.
원자력발전소에서 가압증기는 송전용 전기그리드에 접속된 발전기를 구동하는 증기터빈을 통해 공급된다.터빈을 통과한 후 2차 냉각수(물-증기 혼합물)가 냉각되고 콘덴서에 응축됩니다.응축기는 증기를 다시 증기 발생기로 펌핑할 수 있도록 액체로 변환하고 터빈 출구에서 진공 상태를 유지하여 터빈을 가로질러 압력이 떨어지고 따라서 증기로부터 추출되는 에너지가 극대화됩니다.증기발생기에 공급되기 전에 열충격을 [11]최소화하기 위해 응축증기(급수라고 함)를 예열하는 경우가 있다.
발전하는 증기에는 발전 이외에도 다른 용도가 있다.원자력선박 및 잠수함에서 증기는 감속기 세트에 연결된 증기터빈을 통해 추진에 사용되는 축에 공급된다.증기 팽창에 의한 직접적인 기계적 작용은 증기 동력 항공기 캐터펄트 또는 이와 유사한 용도에 사용할 수 있다.일부 국가에서는 증기에 의한 지역난방이 사용되고 있으며, 내부 플랜트 [citation needed]적용에는 직접난방이 적용됩니다.
가압수형 원자로(PWR)의 특징은 증기계통으로부터의 냉각수 루프 분리 및 1차 냉각수 루프 내부의 압력이다.PWR에는 두 개의 개별 냉각수 루프(1차 및 2차)가 있으며, 둘 다 탈염수/탈이수로 채워집니다.반면 비등수형 원자로는 냉각수 루프가 1개뿐인 반면 증식로 같은 보다 이국적인 설계에서는 냉각수 및 감속재로 물 이외의 물질(예를 들어 액체 상태의 나트륨 또는 감속재로 흑연)을 사용한다.1차 냉각수 루프의 압력은 일반적으로 15–16메가파스칼(150–160bar)로, 이는 다른 원자로보다 현저하게 높고 비등수형 원자로(BWR)의 거의 두 배이다.그 결과 국소적인 비등만 발생하고 증기는 벌크액에서 즉시 응결됩니다.반면 비등수형 원자로에서는 1차 냉각수가 [12]비등하도록 설계되어 있다.
리액터
![](http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/7/7d/Reactorvessel.gif/330px-Reactorvessel.gif)
냉각수
경수는 PWR의 1차 냉각수로 사용됩니다.물은 약 548K(275°C; 527°F)에서 원자로 노심 바닥을 통해 유입되며, 원자로 노심을 통해 위쪽으로 흐르면서 약 588K(315°C; 599°F)의 온도로 가열된다.물은 1차 냉각수 루프의 고압으로 인해 고온에도 불구하고 액체로 유지되며, 보통 155bar(15.0MPa 153atm, 2,250psi) 정도 됩니다.PWR의 물은 물의 임계점이므로 647K(374°C; 705°F) 또는 22.064MPa(3200psi 또는 218atm)의 압력을 초과할 수 없습니다.[13] 초임계수형 원자로는 냉각수가 초임계 상태를 결코 벗어나지 않는 제안된 개념일 뿐이다(2022년 기준).그러나 이는 PWR보다 더 높은 압력을 필요로 하고 부식 문제를 야기할 수 있기 때문에 지금까지 그러한 원자로는 건설되지 않았다.
가압기
1차 회로 내의 압력은 1차 회로에 접속되어 침수된 전기 히터에 의해 원하는 압력으로 포화 온도(비등점)까지 가열되는 물로 부분적으로 채워지는 별도의 용기인 가압기에 의해 유지됩니다.155bar(15.5MPa)의 압력을 달성하기 위해 가압기 온도는 345°C(653°F)로 유지되며, 이는 30°C의 과냉각 여유(가압기 온도와 원자로 노심 최고 온도 간의 차이)를 제공한다.345 °C는 155 bar의 물의 끓는점이므로 액체 상태의 물은 상변화의 가장자리에 있다.원자로냉각재계통의 열 과도현상은 가압기 액체/증기 부피의 큰 변동을 가져오며, 총 가압기 부피는 히터를 개방하거나 가압기를 비우지 않고 이러한 과도현상을 흡수하는 중심으로 설계된다.1차 냉각수 시스템의 압력 과도현상은 가압기의 온도 과도현상으로 나타나며 가압기 온도를 각각 [14]올리고 내리는 자동 히터와 물 분무기를 사용하여 제어됩니다.
펌프스
냉각수는 강력한 [15]펌프에 의해 1차 회로 주위에 펌핑됩니다.이 펌프는 분당 약 10만 갤런의 냉각수를 가지고 있습니다.1차 냉각수는 원자로 노심을 통과할 때 증기 발생기의 열을 저압 2차 회로의 물로 전달하여 2차 냉각수를 포화 증기(대부분 설계 6.2 MPa (60 atm, 900 psia), 275 °C (530 °F))로 증발시켜 증기 터빈에서 사용한다.냉각된 1차 냉각수는 원자로 용기로 돌아가 다시 가열된다.
주최자
가압수형 원자로는 모든 열원자로 설계와 마찬가지로 핵연료와 상호작용하고 연쇄반응을 지속하기 위해 고속 핵분열 중성자를 감속해야 한다(조절 또는 열화라고 하는 프로세스).PWR에서는 중성자를 물 속의 가벼운 수소 원자와 여러 번 충돌시켜 냉각수를 감속재로 사용한다.중성자의 이러한 "변조"는 물이 더 밀도가 높을 때 더 자주 발생한다(충돌이 더 많이 발생할 것).물을 감속재로 사용하는 것은 PWR의 중요한 안전 특성이다. 왜냐하면 온도가 증가하면 물이 팽창하여 물 분자 사이에 더 큰 '갭'을 주고 열화 확률을 감소시킬 수 있기 때문이다. 따라서 중성자가 느려지는 정도가 감소하여 원자로 내 반응성이 감소한다.따라서 반응도가 정상 이상으로 증가하면 중성자의 감속으로 연쇄반응이 느려져 열이 적게 발생한다.반응성의 음온도계수로 알려진 이 특성은 PWR 원자로를 매우 안정적으로 만든다.이 프로세스를 '자체 조절'이라고 합니다. 즉, 냉각수가 뜨거워질수록 발전소는 반응성이 낮아지고, 이를 보상하기 위해 스스로 약간 정지하며, 그 반대도 마찬가지입니다.따라서 발전소는 제어봉의 위치에 따라 설정된 특정 온도 주변에서 스스로 제어한다.
반면 물 대신 흑연을 감속재로 사용하고 끓는 물을 냉각수로 사용하는 체르노빌 RBMK 원자로 설계는 냉각수 온도가 높아지면 발열이 증가하는 양의 열반응계수가 크다.이 때문에 RBMK 설계는 가압수형 원자로보다 안정성이 떨어진다.물은 감속재 역할을 할 때 중성자를 느리게 하는 특성 외에 중성자를 흡수하는 특성도 가지고 있다. 단, 물은 중성자를 흡수하는 특성이 있다.냉각수 온도가 상승하면 비등도가 증가하여 공극이 발생합니다.따라서 흑연 감속재에 의해 이미 느려진 열중성자를 흡수할 수 있는 물이 적어 반응성이 높아집니다.이 성질은 반응성의 보이드 계수라고 불리며, 체르노빌과 같은 RBMK 원자로에서는 보이드 계수가 양수이고, 상당히 커서 빠른 과도현상을 일으킵니다.RBMK 원자로의 이러한 설계 특성은 일반적으로 체르노빌 [16]사고의 여러 원인 중 하나로 여겨진다.
중수로는 중성자 흡수가 매우 낮기 때문에 중수로는 양의 보이드 [citation needed]계수를 갖는 경향이 있다. 단, CANDU 원자로 설계에서는 농축되지 않은 천연 우라늄을 사용하여 이 문제를 완화한다. 이러한 원자로는 또한 원래 RBMK 설계에서는 발견되지 않은 다수의 수동 안전 시스템으로 설계된다.(중수가 냉각수인 원자로와 감속재인 원자로에서) 냉각수/조절기가 완전히 상실된 경우, 경수로에서 발생하는 것과 마찬가지로 자동 스크램프가 발생한다.또한 중수형 원자로에 비상용 냉각수로 경수를 공급해도 임계값이 발생하지 않는다.연소 여부에 따라 붕산 또는 다른 중성자 독을 비상 냉각수에 첨가하여 임계 사고를 방지해야 한다.
PWR은 저온도 상태로 유지되도록 설계되어 있습니다. 즉, 온도가 포화 상태에 가까웠을 경우 감속재/냉각제의 밀도가 감소하면서 중성자 흡수를 현저하게 감소시킬 수 있기 때문에 온도를 더욱 높일 여지가 있습니다.보이드 계수 양의 값입니다.또한, 중수의 중성자 흡수는 훨씬 낮지만, 경수는 실제로 중수보다 다소 강한 중성자 감속제이다.이러한 두 가지 사실 때문에 경수로의 감속재 부피는 비교적 작기 때문에 노심이 콤팩트하다.차세대 설계 중 하나인 초임계 수형 원자로는 훨씬 덜 완화된 상태입니다.덜 감속형 중성자 에너지 스펙트럼, 좀 더 핵 분열성 핵 중성자 흡수에가 되기 무거운 nonfissile 동위 원소 중성을 포착과 무거운 초우라늄 악티늄 원소, 몇몇의 축적 증가하고 있거나 더 많은 중성자 낭비 허걱는데 실패한다면 의미 와 235의 capture/fission 비율과 특히 239을 악화시킨다. 어떤.반쯤 잠들어 있다
연료
농축 후, 이산화우라늄(UO
2) 분말은 고온의 소결로에서 연소되어 단단하고 세라믹한 이산화우라늄 펠릿을 생성한다.그런 다음 원통형 펠릿을 내식성 지르코늄 금속 합금 지르칼로이로 피복하고, 지르칼로이는 열 전도를 돕고 누출을 감지하기 위해 헬륨으로 다시 채워집니다.지르칼로이는 기계적 특성과 흡수 [17]단면이 낮기 때문에 선택되었습니다.완성된 연료봉은 연료다발이라고 불리는 연료 집합체로 분류되며, 연료다발은 원자로의 노심을 건설하는 데 사용된다.일반적인 PWR에는 각각 200~300개의 로드로 구성된 연료 집합체가 있으며, 대형 원자로에는 총 80–100톤의 우라늄이 포함된 약 150–250개의 그러한 집합체가 있다.일반적으로 연료다발은 14 × 14 ~ 17 × 17로 묶인 연료봉으로 구성된다.PWR은 약 900~1,600MW를e 생산합니다. PWR 연료 다발의 길이는 [18]약 4m입니다.
대부분의 상업용 PWR의 급유는 18~24개월 주기이다.노심의 약 3분의 1이 재급유되지만, 일부 최신 재급유 계획은 재급유 시간을 며칠로 단축하고 더 짧은 [19]주기에 재급유를 할 수 있다.
통제
PWRs에서 원자로 출력은 증기 흐름의 증가 또는 감소로 인한 온도 변화의 반응도 피드백에 의해 증기(터빈) 수요를 따르는 것으로 볼 수 있다. (참조: 부온도 계수)붕소 및 카드뮴 제어봉은 1차 시스템 온도를 원하는 지점에서 유지하기 위해 사용됩니다.출력을 줄이기 위해 운전자는 터빈 입구 밸브를 잠급니다.이렇게 되면 증기 발생기에서 나오는 증기가 줄어들게 됩니다.그 결과 프라이머리 루프의 온도가 높아집니다.온도가 높을수록 1차 원자로 냉각수 밀도가 낮아져 중성자 속도가 빨라져 핵분열이 줄어들고 출력이 감소한다.이 전력의 감소에 의해 프라이머리 시스템의 온도가 이전의 정상 상태 값으로 돌아갑니다.작업자는 붕산을 첨가하거나 제어봉을 움직여 정상 작동 온도를 제어할 수 있습니다.
대부분의 상업용 PWR에서 연료가 연소될 때 100% 출력을 유지하기 위한 반응도 조정은 일반적으로 1차 원자로 냉각수에 용해된 붕산 농도를 변화시킴으로써 달성된다.붕소는 쉽게 중성자를 흡수하므로 원자로 냉각수의 농도가 증가하거나 감소하면 그에 따라 중성자 활동에 영향을 미친다.고압 1차 루프에서 물을 제거하고 다른 농도의 붕산으로 물을 다시 주입하려면 고압 펌프(일반적으로 충전 및 방출 시스템이라고 함)를 포함하는 전체 제어 시스템이 필요합니다.원자로 용기 헤드를 통해 연료다발에 직접 삽입되는 원자로 제어봉은 다음과 같은 이유로 이동된다. 즉, 원자로 시동, 원자로 내 1차 핵반응 정지, 터빈 부하 변경과 같은 단기 과도현상을 수용하기 위해서이다.
제어봉은 또한 핵 독물질 재고를 보상하고 핵연료 고갈을 보상하기 위해 사용될 수 있다.그러나 이러한 효과는 일반적으로 1차 냉각수 붕산 농도를 변경함으로써 더 잘 수용됩니다.
반면 BWR은 원자로냉각재 내에 붕소가 없으며 원자로냉각재 유량을 조절하여 원자로 출력을 제어한다.
이점
PWR 원자로는 온도가 상승함에 따라 출력이 감소하는 경향이 있기 때문에 매우 안정적이며, 이는 원자로를 안정성 관점에서 운전하기 쉽게 한다.
PWR 터빈 사이클 루프는 1차 루프와 분리되어 있기 때문에 2차 루프 내의 물은 방사성 물질에 의해 오염되지 않는다.
PWR은 오프사이트 전원이 상실될 경우 1차 핵반응을 즉시 정지시키기 위해 수동적으로 원자로를 스크램블할 수 있다.컨트롤 로드는 전자석으로 고정되며 전류가 손실되면 중력에 의해 떨어집니다. 완전 삽입 시 1차 핵반응이 안전하게 차단됩니다.
PWR 기술은 핵 해군을 개발하려는 국가들에 의해 선호되고 있다; 소형 원자로는 핵 잠수함과 다른 핵 선박에 잘 들어맞는다.
PWR은 전 세계적으로 가장 많이 배치된 유형의 원자로로 기존 발전소의 부품과 신규 발전소의 광범위한 공급자를 허용한다.오랜 운용 경험으로 원자력 발전에 가장 근접한 기술이다.
PWR은 유형에 따라 MOX 연료 및/또는 러시아 리믹스 연료("일반" U/Pu MOX 연료보다 낮은 Pu 및 높은 U 함량)로 연료를 공급하여 (부분적으로) 닫힌 핵 연료 사이클을 가능하게 합니다.
물은 무독성, 투명, 화학적으로 반응하지 않는(예: NaK와 비교하여) 상온에서 액체로 되어 있어 육안 검사와 유지보수가 용이합니다.그것은 또한 중수나 핵 흑연과 달리 쉽고 저렴하다.
천연 우라늄에서 작동하는 원자로에 비해 PWR은 상대적으로 높은 연소율을 달성할 수 있다.일반적인 PWR은 18-24개월마다 연료 부하의 4분의 1에서 3분의 1을 교환하고 유지 보수와 검사를 실시하며, 이 기간 동안 원자로를 정지해야 한다.천연 우라늄 연료 원자로보다 생산 단위당 더 많은 우라늄 광석이 소비되지만, 사용후 연료의 양은 자연 우라늄보다 방사능 위험이 낮은 열화 우라늄으로 인해 적다.
단점들
냉각수 온도가 높은 상태에서 액체를 유지하려면 높은 압력을 가해야 합니다.이를 위해서는 고강도 배관과 중압용기가 필요하기 때문에 건설비용이 증가합니다.높은 압력은 냉각제 상실 [20]사고의 결과를 증가시킬 수 있습니다.원자로 압력용기는 연성강으로 제조되지만, 발전소가 가동되면 원자로로부터의 중성자속이 이 강철의 연성을 감소시킨다.결국 강철의 연성은 해당 보일러 및 압력용기 표준에 의해 결정된 한계에 도달하게 되며 압력용기는 수리 또는 교체해야 합니다.이것은 실용적이거나 경제적이지 않을 수 있으며, 따라서 발전소의 수명을 결정한다.
원자로 냉각수 펌프, 가압기 및 증기 발생기와 같은 추가 고압 부품도 필요하다.이로 인해 PWR 발전소의 자본 비용과 복잡성도 증가합니다.
붕산이 녹아 있는 고온 수냉수는 탄소강(스테인리스강은 아님)을 부식시킵니다. 이로 인해 방사성 부식 생성물이 1차 냉각수 루프를 순환할 수 있습니다.이는 원자로의 수명을 제한할 뿐만 아니라 부식 생성물을 걸러내고 붕산 농도를 조정하는 시스템은 원자로의 전체 비용과 방사선 피폭에 상당한 영향을 미친다.한 예로 붕산 용액이 메커니즘 자체와 1차 [21][22]시스템 사이의 씰을 통해 누출되었을 때 제어봉 구동 메커니즘에 심각한 부식이 발생했습니다.
가압수형 원자로의 1차 냉각수 루프에 붕소를 적재해야 하는 요건 때문에, 냉각수 루프에 중성자 조절 요소가 없기 때문에, 물에서 바람직하지 않은 방사능 2차 삼중수소 생산은 유사한 동력의 비등수형 원자로보다 25배 이상 크다.삼중수소는 붕소-10 원자의 핵에서 빠른 중성자의 흡수에 의해 생성되고, 이후 리튬-7과 삼중수소 원자로 분할된다.가압수형 원자로는 정상 [23]운전의 일부로 환경에 연간 수백 퀴리의 삼중수소를 방출한다.
천연 우라늄은 열원자로에 필요한 동위원소인 우라늄-235의 0.7%에 불과하다.이로 인해 우라늄 연료를 농축할 필요가 있어 연료 생산 비용이 크게 증가한다.천연 우라늄에서 작동하는 원자로에 비해 높은 연소율을 달성할 수 있음에도 불구하고 우라늄 광석 단위당 발생하는 에너지는 적다.핵 재처리는 천연 우라늄 원자로와 농축 우라늄 원자로의 연료 공급을 "확대"할 수 있지만, CANDU 원자로의 사용후 연료는 핵분열성 물질이 매우 낮기 때문에 경수로에서만 사실상 실행된다.
물은 중성자 감속재 역할을 하기 때문에 PWR 설계로는 고속 중성자 원자로를 건설할 수 없다.그러나 감속수형 원자로의 감소는 [24]단점이 있지만 단일성보다 더 큰 증식비를 달성할 수 있다.
일반적으로 PWR의 사용후 연료는 천연 우라늄보다 핵분열성 물질의 함량이 높다.핵 재처리가 없으면 이 핵분열성 물질은 PWR의 연료로 사용될 수 없다.그러나 "DUPIC" - CANDU의 [25]사용 후 PWR 연료의 직접 사용이라는 프로세스에서 최소한의 재처리만으로 CANDU에서 사용할 수 있습니다.
비등수형 원자로보다 열효율이 우수하지만 고온 가스, 액체 금속 또는 용융 소금으로 냉각된 원자로와 같이 작동 온도가 높은 원자로의 값을 달성할 수 없다.마찬가지로 PWR에서 끌어오는 프로세스 열은 400°C(752°F) 이상의 온도가 필요하기 때문에 대부분의 산업 애플리케이션에 적합하지 않습니다.
열풍과 지르칼로이 피복재 사이의 상호작용을 수반하는 방사분해 및 특정 사고 시나리오는 잠재적 사고 시나리오로서 냉각수로부터 수소를 생산하여 수소폭발을 초래할 수 있다.후쿠시마 원전 사고 당시 원자로 건물 파손에 대한 수소 폭발이 주요 관심사였다.일부 원자로는 수소가 주변 산소와 비폭발적으로 반응하도록 하는 촉매 재조합체를 포함하고 있다.
「 」를 참조해 주세요.
- 비등수형 원자로
- PWR 원자로 목록
- 원자력 안전 시스템
- 한전발전소 1400호기(APR-1400)
- Rosatom VVER-1200(또는 AES-2006)
- 아레바 EPR
- Westinghouse Advanced Passive 1000 (AP1000)
- 중국어 Hualong One(또는 HPR1000)
- 인도 IPWR-900
메모들
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레퍼런스
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