JP4313204B2 - コンパクトな加圧水型原子炉 - Google Patents
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Description
本発明は、一体型のコンパクトな構成を有した加圧水型原子炉に関するものである。
本発明は、特に、小規模および中規模の発電用原子炉に応用することができる。すなわち、約６００ＭＷｅ以下という出力規模の原子炉に応用することができる。
現存の加圧水型原子炉は、通常、原子炉コアを収容した容器と、この容器をこの容器の外部に設置された蒸気発生器に対して接続するための複数の一次回路と、各一次回路内において加圧水を循環させることによって、原子炉コア内での核分裂反応により生じた熱を蒸気発生器のところにまで伝達するための複数の一次ポンプと、を備えている。容器の外部に設置された加圧器が、容器内の水を一次回路内において加圧する。
このような現存の原子炉においては、二次回路が、各蒸気発生器を、一次回路に由来する熱を電力へと変換するための交流発電機を駆動するタービンに対して、接続している。より詳細には、蒸気発生器においては、この熱が、二次ポンプによって二次回路内を循環している水に対して伝達され、蒸気へと変換される。その後、タービンを駆動し終わった蒸気は、コンデンサ内において、液体状態へと変換される。
また、『集積型の』加圧水型原子炉および『コンパクトな』加圧水型原子炉が、公知である。
集積型原子炉は、先の原子炉と比較して、複数の蒸気発生器が原子炉容器の内部において、容器の周縁壁と容器内隔壁との間の環状領域内に設置されている点において、相違している。しかしながら、複数の一次ポンプは、適切なパイプによって接続されることによって、なおも、容器の外部に設置されている。制御棒に関する制御機構も、また、従来の原子炉の場合と同様に、容器外に設置されている。密封的な収容が、一次回路の全体的閉込をもたらしている。
コンパクト型原子炉においては、単一の蒸気発生器が、容器カバーを形成している。
従来技術による集積型をなすあるいはコンパクト型をなす加圧水型原子炉は、何年にもわたってうまく使用されており、このような構成の原子炉を使用することによって、多くのプロジェクトが構築されている。
しかしながら、そのような構成の原子炉は、構成自体に直接的に由来して、多くの欠点を有している。
第１の欠点は、それらの構成に関連している。複数の一次ポンプと加圧器とが、容器の外部に設置されている。複数の制御棒は、容器の外部に設置されたモータによって駆動され、制御機構は、傘歯車を利用している。制御機構のこの複雑さが、多数の制御棒を設けるのに必要なスペースのために、この方式での大出力原子炉コア（５００または１０００ＭＷサーマル以上）を不可能としている。
第２の欠点は、特に上記構成に課される構築アーキテクチャーに基づくような、投資コストである。
他の欠点は、現存の原子炉構成において本来的に発生し得るようなある種の事故状況の存在である。このような状況は、多数の保護システムや残余出力の排出システムを必要とし、これらが、原子炉コストをかなり増大させる。
さらに、現存の加圧水型原子炉は、従来技術によって構成された核燃料アセンブリしか使用することができない。いくつかの最近開発された核燃料アセンブリの方が、実質的に有利であって、使用し得ることが望ましい。
"Design of Safe Integral Reactor", R.A. Matzie, NuclearEngineering and design, vol. 136 (1992) p. 72-83（参考文献［１］） "Design and testing of the reactor internal hydrauliccontrol rod drive for the nuclear heating plant", de Batheja P. et al., Nucleartechnology, 1987, vol. 79, p. 186-195（参考文献［２］） "A 900 MWe PWR residual heat removal with a passivesecondary condensing system", ICONE 5 proceedings, May 29-30, 1997, Nice(France)（参考文献［３］） "Design and testing of passive heat removal system withEjector-Condenser. - Progress in Design, research and development and testing ofsafety systems for advanced water cooled reactors", K.I. Soplenkov & al.,Proceedings of a Technical Committee meeting, Piacenza, Italy, May 16-19, 1995（参考文献［４］） "Passive heat removal system with the‘Base operationpassive heat removal’strategy, ICONE 7 proceedings - April 19-23, 1999, Tokyo(Japan)（参考文献［５］）
"Design of Safe Integral Reactor", R.A. Matzie, NuclearEngineering and design, vol. 136 (1992) p. 72-83（参考文献［１］） "Design and testing of the reactor internal hydrauliccontrol rod drive for the nuclear heating plant", de Batheja P. et al., Nucleartechnology, 1987, vol. 79, p. 186-195（参考文献［２］） "A 900 MWe PWR residual heat removal with a passivesecondary condensing system", ICONE 5 proceedings, May 29-30, 1997, Nice(France)（参考文献［３］） "Design and testing of passive heat removal system withEjector-Condenser. - Progress in Design, research and development and testing ofsafety systems for advanced water cooled reactors", K.I. Soplenkov & al.,Proceedings of a Technical Committee meeting, Piacenza, Italy, May 16-19, 1995（参考文献［４］） "Passive heat removal system with the‘Base operationpassive heat removal’strategy, ICONE 7 proceedings - April 19-23, 1999, Tokyo(Japan)（参考文献［５］）
本発明の目的は、現存の加圧水型原子炉に関連する上記問題点の少なくともいくつかを解決することである。
より詳細には、本発明の目的は、特に、より経済的に構築し得るとともに、現存の原子炉よりも本来的により安全であり、さらに、様々なタイプの核燃料アセンブリが使用可能であるような、革新的構成を備えたコンパクトな加圧水型原子炉を提供することである。
本発明においては、上記目的は、コンパクトな加圧水型原子炉であって、カバーによって閉塞された容器と、この容器内に収容された原子炉コアと、容器のカバーを形成する蒸気発生器と、原子炉コアと蒸気発生器との間にわたって水を循環させ得る一次ポンピング手段と、水を加圧するための加圧器と、を具備してなるコンパクトな加圧水型原子炉において、一次ポンピング手段と加圧器とが、容器内に収容されており、これにより、容器内において完全に一体化された一次回路を形成していることを特徴とするコンパクトな加圧水型原子炉によって、少なくとも部分的に得られる。
本発明による加圧水型原子炉の完全一体化構成は、特に構築アーキテクチャーを単純化することによって、投資コストを低減させる。この一体化構成は、また、安全性の観点から管理が困難であって高価な管理システムを必要とするようなある種の複数の事故状況を排除する。
本発明のある好ましい実施形態においては、容器内において、さらに、複数の制御棒のための制御機構が一体化されている。
本発明の好ましい実施形態においては、カバーからは、略環状の隔壁が下向きに突出し、この隔壁が、容器の内部を、中央領域と周縁領域とに区分している。原子炉コアは、中央領域の底部に収容され、加圧器は、中央領域の上部に収容され、一次ポンピング手段は、周縁領域の上部に収容される。
好ましくは、加圧器は、逆Ｕ字形横断面を有した環状形状のリザーバを備え、このリザーバは、下向きに開口し、このリザーバの上部は、蒸気供給源をなすタンクに対して連通し、周縁領域内において一次ポンピング手段の下方から採取した水をタンクに対して供給するための手段は、設けられる。
有利には、周縁領域内には、ベンチュリーシステムが配置され、このベンチュリーシステムには、中央領域内に収容された水が供給され、これにより、一次ポンピング手段が故障した際には、周縁領域内において上部から底部に向けての水の自然循環が形成されるようになっている。
また、周縁領域内には、ベンチュリーシステムの下方に、緊急冷却用熱交換器を配置することができる。
本発明のある好ましい実施形態においては、原子炉コアの反応度は、冷却水内に可溶性中性子毒を包含させることなく、制御される。
以下、添付図面を参照しつつ、本発明を何ら限定するものではなく単なる例示として、本発明の好ましい実施形態に関して説明する。
図１に概略的に示すように、本発明によるコンパクトな加圧水型原子炉は、鉛直方向軸を有した容器（１０）を備えている。
容器（１０）の上端は、開口とされている。この開口は、通常は、蒸気発生器（１２）によって閉塞されている。つまり、蒸気発生器（１２）は、容器のカバーを形成している。
容器（１０）の内部において、蒸気発生器（１２）によって具現化されたカバーよりも下方に位置している閉塞容積は、内部において、カバーから下向きに突出している略環状の隔壁（１５）によって、区画されている。つまり、容器（１０）の鉛直方向軸に対して中心合わせされている隔壁（１５）は、閉塞容積を、中央領域（１６）と周縁領域（１８）とに区分している。中央領域（１６）と周縁領域（１８）とは、容器（１０）の底部において互いに連通している。
中央領域（１６）の底部には、原子炉コア（１４）が配置されている。原子炉コア（１４）は、鉛直方向に沿って複数の束をなして配置された複数の核燃料アセンブリから、形成されている。これら核燃料アセンブリは、従来技術による構成のものとも、また、異なるタイプのものとも、することができる。異なるタイプの核燃料アセンブリが使用される場合には、とりわけ、例えばアクチニド消費タイプといったような新型のより最新の構成を有した核燃料アセンブリを使用することができる。
本発明を何ら限定することなく例示するならば、原子炉コア（１４）は、特に、現存の９００ＭＷｅクラスの加圧水型原子炉において使用されているような、１７×１７本のロッドからなる１５７個の核燃料アセンブリから構成することができる。しかしながら、比出力は、そのような原子炉よりも、２５％小さい。
この出力減少は、コアの反応度を制御するために通常的に使用される可溶性中性子毒を省略し得ることを、意味している。これにより、また、動作点の低下によっておよび出力密度の低下によって臨界流量に余裕を有しつつ、様々なタイプの燃料の使用を想定することができる。出力密度の低下は、また、サイクル持続時間の延長化を可能とし、ひいては、稼働率の向上を可能とする。
蒸気発生器（１２）は、容器カバーそのものを形成する水平方向ベースプレート（２０）と、外側包囲体（２２）と、を備えている。外側包囲体（２２）は、ベースプレート（２０）の周縁エッジ回りにおいて密封的に連結されているとともに、ベースプレート（２０）と協働して二次的閉塞スペース（２４）を形成している。蒸気発生器（１２）は、さらに、二次的閉塞スペース（２４）内に配置された逆Ｕ字形チューブ束（２６）を備えている。より詳細には、各チューブ（２６）の２つの端部は、一方の端部が中央領域（１６）内において開口しておりかつ他方の端部が周縁領域（１８）において開口しているようにして、ベースプレート（２０）に対して固定されている。
容器（１０）の内部と複数のチューブ（２６）の内部とによって規定された閉塞容積は、原子炉の一次回路を形成している。この一次回路は、完全に一体型とされており、加圧水によって充填されている。
水は、周縁領域（１８）の上部内に直接的に収容された複数の一次ポンプ（２８）によって具現化された一次ポンピング手段によって、原子炉一次回路内を循環する。
動作時には、一次ポンプ（２８）は、図１において矢印によって示す向きに水を循環させる。すなわち、一次ポンプ（２８）は、周縁領域（１８）内において容器（１０）の底部に向けて水を加圧する。加圧水は、その後、中央領域（１６）において原子炉コア（１４）を通過して上向きに流れ、さらに、蒸気発生器（１２）の複数のチューブ（２６）内においては、底部から上部に向けて流れた後に、上部から底部に向けて流れる。
実際には、一次ポンプ（２８）は、様々な態様とすることができる。有用なポンプとしては、特に、ラジアルポンプや、インジェクターポンプや、軸方向ターボポンプ、がある。
ラジアルポンプは、容器の上部において含浸されたロータポンプであって、容器の鉛直方向軸から径方向に沿って配置される。このタイプのポンプは、参考文献［１］に記載されている。
インジェクターポンプの場合には、周縁領域（１８）の上部は、一連をなす複数のインジェクターすなわちジェットポンプを備えている。インジェクターは、低流量かつ高圧でもって供給される。そのため、流体内を伝達する熱の大部分が、容器の外部へと伝達することなく循環する。インジェクターに対しての高圧流の供給は、容器外部のポンプに由来する。
最後に、鉛直方向ターボポンプも、また、周縁領域（１８）の上部近傍に配置することができる。容器の外部に設置されたポンプに由来する高圧一次加圧水が、タービンに対して供給される。軸方向ターボポンプは、先の例におけるインジェクターと同じく『水圧変換』機能を果たすけれども、回転部材を有している。
鉛直方向ターボポンプの場合には、タービンを、電気モータによって代替することができる。その場合、巻線は、熱伝導性流体から絶縁するために、密封式スキンによってカバーされる。
本発明においては、加圧器（３０）も、また、原子炉容器（１０）内に一体化されている。より詳細には、加圧器（３０）は、環状形状のリザーバの形態とされていて、ベースプレート（２０）の直下において、容器（１０）の中央領域（１６）の上部内に配置されている。このリザーバは、逆Ｕ字形横断面とされた壁によって規定されている。加圧器（３０）をなすリザーバは、下向きに開口している。これにより、容器（１０）の中央領域（１６）内へと直接的に開口している。
加圧器（３０）をなすリザーバの上部は、蒸気によって充填されている。このリザーバの上部には、小容量タンク（３２）に対して接続されたパイプ（３４）を介して、蒸気と水との２相混合物が供給されている。小容量タンク（３２）は、容器（１０）の外部に設置されているとともに、蒸気供給源として機能する。この観点から、タンク（３２）には、複数の加熱ロッド（３６）が設けられている。タンク（３２）に対しての水の供給は、このタンク（３２）と、容器（１０）の周縁領域（１８）のうちの、一次ポンプ（２８）の出力部分と、を接続している他のパイプ（３８）によって、もたらされている。
原子炉コア（１４）内における反応度合いを制御するために使用されている複数の制御棒（４０）も、また、図１において概略的に図示されている。
有利には、これら制御棒（４０）と制御機構とは、また、原子炉容器内において一体化されている。この構成は、容器（１０）の上方に蒸気発生器が存在しているという理由のために、標準的な機構（容器の外部に設置された電磁気的機構）を使用できないことに由来している。
一体型制御機構が特にコンパクトであるという特性により、１つまたは２つの核燃料アセンブリに対して１つの制御棒（４０）を使用することができ、また、標準的構成の加圧水型原子炉において可能であるように、制御棒の引上による局所的出力変動に対する必要性が排除することができる。このことは、制御棒（４０）だけによって、原子炉コア内の反応度を制御することができることを意味しており、このことは、原子炉コア（１４）の冷却水内における可溶性中性子毒を省略することができることを意味している。
また、低出力密度のために、標準的構成の加圧水型原子炉内におけるよりも、わずかに大きな局所的出力ピークに対しても適合し得るという事実によっても、また、原子炉コア（１４）の冷却水内における可溶性中性子毒を省略することができる。標準的な加圧水型原子炉と比較して、単位容積あたりの出力が小さいことおよび動作点の低下は、反応度制御の必要性を低減させる。このことも、また、可溶性ホウ素の省略に寄与する。
可溶性中性子毒を含有していないコアの選択は、また、集積型（あるいは、一体型）構成においては、大きな一次ブレイクのためにブロック化されなければならない複数の制御棒制御機構が不要とされていることによっても、容易なものとされている。
原子炉コア内における可溶性中性子毒の省略によって、付属システムを大幅に単純化し得ること、および、可溶性毒の管理のために必要な廃棄量を低減することができて、投資コストおよびメンテナンスコストおよび運転コストを大幅に低減できること、に注意されたい。しかしながら、事故状況下においては例えばホウ酸塩水といったような中性子毒を注入することを、想定することができる。
原子炉容器（１０）内において制御機構が一体化されている制御棒は、液圧システムによって制御されるような、あるいは、流体ロッドシステムによって制御されるような、あるいは、冗長度をもたらし得るようこれら双方のシステムによって制御されるような、制御棒システムとして構成することができる。
液圧システムによって制御される制御棒は、特に、参考文献［２］に記載されている。このタイプの機構は、中空ピストンと可動シリンダとから構成される。ピストンは、原子炉コアの支持プレートに対して固定されている。シリンダには、底部近傍に、グルーブが形成されている。ピストンの幾何形状とシリンダグルーブの幾何形状とは、互いに同一とされている。シリンダは、ピストンの内部に一次流体を流通させ得ることによって、所定位置に保持されている。よって、シリンダは、一次流体の流通量を一次的に増減することにより、グルーブのピッチに等しい高さ分だけ上下動することができる。
仏国特許出願公開第２ ７６５ ７２２号明細書には、流体ロッドシステムが開示されている。このシステムにおいては、中性子吸収材を含有した液体塩が、ガイドチューブ束を通して原子炉コア内を移動している。これら吸収材は、ピストンとして塩に対して作用するガスによって、駆動されている。吸収性塩のリザーバが、アセンブリの上方に配置されている。原子炉コアの出力は、吸収材を迅速に導入することによって、自動的に遮断することができる。吸収材塩の軸方向分布および径方向分布を制御することができ、これにより、原子炉コア内における中性子束形状を平坦化することができる。
本発明によるコンパクト型加圧水型原子炉における動作点は、有利には、比較的低圧かつ低温として、選択される。よって、一次回路内においては、およそ８０〜９０ｂａｒｓという圧力が使用される。
このような動作特性の場合には、例えば容器や蒸気発生器や蒸気発生器のベースプレート（２０）といったような耐圧部材の厚さを大幅に低減することを想定することができ、また、燃焼速度を大幅に増大することを想定することができ、また、ダクト腐食を低減することを想定することができ、また、保護システムの簡略化を想定することができる。
この動作点に対しては、二次回路内の圧力は、約３０ｂａｒｓとされる。これにより、正味の効率が３０％となる。原子炉コアの熱出力は、２０００ＭＷとなる。
さらに図１に示すように、本発明によるコンパクト型加圧水型原子炉は、好ましくは、保護システムすなわち安全システムを備えている。
このような保護システムは、残留出力を排出するための手段と、安全注入手段と、一次圧力の制御手段と、を備えている。
残留出力の排出手段は、第１に、原子炉の一次回路に配置されており、第２に、原子炉の二次回路に配置されている。この構成により、原子炉が単一の蒸気発生器を備えていることを考慮すれば、異常過渡現象に応じて手段を多様化させることができる。
一次回路に設置された出力排出システムは、容器の周縁領域（１８）に配置された熱交換器（４２）を備えている。これら熱交換器は、原子炉容器（１０）の外部に設置された待機冷却回路（図示せず）に対して接続されている。
一次回路上に配置された出力排出システムは、さらに、熱交換器（４２）の上方において周縁領域（１８）内に配置されたベンチュリーシステム（４４）を備えている。このベンチュリーシステム（４４）は、隔壁（１５）と、容器（１０）の周縁壁に対して連結されたシェル（４６）と、の間に形成されている。シェル（４６）の形状は、ベンチュリーシステム（４４）の底部に形成されたスロットルのところまでは周縁領域（１８）内において底部に向けて流通断面積が次第に減少するような、形状とされている。このベンチュリーシステムは、この目的のために隔壁（１５）に形成された開口（４８）を通して、スロットルのところへと、中央領域（１６）から水が供給されている。ベンチュリーは、通常動作時にスロットル（４４）のところにおける圧力が開口（４８）のところにおける圧力と略等しくなるような、サイズとされている。これにより、中央領域（１６）と周縁領域（１８）との間における短絡的流通を、最小化することができる。ポンプ停止状況においては、開口（４８）は、原子炉コア（１４）と熱交換器（４２）との間の自然対流を可能とし、これにより、原子炉コア内において放出された出力を排出する。
特に、二次回路上に設置された残留出力排出システムは、本発明の一部を形成するものではないが、二次回路上に凝集システムを備えることができ、熱バルブと、あるいは、蒸気注入器付きシステムと、関連することができる。
第１の場合には、二次回路上における凝集システムは、特に、参考文献［３］に記載されたタイプのものとすることができ、熱バルブは、仏国特許出願公開第２ ７２５ ５０８号明細書に開示されたタイプのものとすることができる。
さらに、蒸気注入器付きシステムは、参考文献［４］に記載されたようにして形成することができる。
安全注入手段は、また、事故の際に一次回路内に十分な量の水が存在することを確保するために、設けることができる。しかしながら、原子炉が完全に一体化された構成であることのために大きなブレイクが起こらないことにより、小さな流量のシステムで十分である。一次回路内の圧力が低い場合には、安全注入システムからの吐出圧力は、例えば約２５ｂａｒｓとすることができる。
一次回路内に設置された能動システムを除いて、すべての保護システムが故障した場合の一次圧力の制御に関し、一次回路内に特定の減圧システムが存在しない場合には、加圧水型原子炉コアのメルトダウンをを避けることによって、事故過渡現象を管理することができることが、研究によって証明された（参考文献［５］）。
特に、上記コンパクト型原子炉における閉込は、一次回路を収容している圧力除去隔室（４７）によって行うことができる。この隔室は、容器（１０）と蒸気発生器（１２）との間の水平方向接合平面よりも下方に位置した隔室容積を制限することができる。蒸気発生器は、コアの再導入操作やメンテナンス操作のために使用されるその平面よりも上方において、プール（４８）内に配置される。
この構成においては、閉込隔室は、小容積にわたって不活性なものとすることができる。この結果、投資コストが制限され、水素の存在に基づく爆発というリスクを比較的容易に管理することができる。
深刻な事故の場合には、容器の水溜めを再冠水させることによって真皮を冷却することができる。しかしながら、外部に回収熱交換器を設ける必要がない。これは、原子炉コアの出力および出力密度が、現存の９００ＭＷｅ加圧水型原子炉における値よりも小さな値とされていることにより、可能とされている。
自明なように、本発明は、例示としての上記実施形態に限定されるものではない。特に、加圧器（３０）の形状は、本発明の範囲を逸脱することなく、図１に図示した形状とは異なる形状とすることができる。
１０ 容器
１２ 蒸気発生器
１４ 原子炉コア
１５ 隔壁
１６ 中央領域
１８ 周縁領域
２８ 一次ポンプ（一次ポンピング手段）
３０ 加圧器
３２ タンク
３８ パイプ
４０ 制御棒
４２ 熱交換器
４４ ベンチュリーシステム
１２ 蒸気発生器
１４ 原子炉コア
１５ 隔壁
１６ 中央領域
１８ 周縁領域
２８ 一次ポンプ（一次ポンピング手段）
３０ 加圧器
３２ タンク
３８ パイプ
４０ 制御棒
４２ 熱交換器
４４ ベンチュリーシステム
Claims (5)
- コンパクトな加圧水型原子炉であって、
カバーによって閉塞された容器（１０）と、
この容器（１０）内に収容された原子炉コア（１４）と、
前記容器（１０）の前記カバーを形成する蒸気発生器（１２）と、
前記原子炉コア（１４）と前記蒸気発生器（１２）との間にわたって水を循環させ得る一次ポンピング手段（２８）と、
水を加圧するための加圧器（３０）と、
を具備してなるコンパクトな加圧水型原子炉において、
前記一次ポンピング手段（２８）と前記加圧器（３０）とが、前記容器（１０）内に収容されており、これにより、前記容器内において完全に一体化された一次回路を形成し、
前記カバーからは、略環状の隔壁（１５）が下向きに突出し、
この隔壁（１５）が、前記容器（１０）の内部を、中央領域（１６）と周縁領域（１８）とに区分し、
前記原子炉コア（１４）が、前記中央領域の底部に収容され、
前記加圧器（３０）が、前記中央領域（１６）の上部に収容され、
前記一次ポンピング手段（２８）が、前記周縁領域（１８）の上部に収容され、
前記加圧器（３０）が、逆Ｕ字形横断面を有した環状形状のリザーバを備え、
このリザーバが、下向きに開口し、
このリザーバの上部が、蒸気供給源をなすタンク（３２）に対して連通し、
前記周縁領域（１８）内において前記一次ポンピング手段（２８）の下方から採取した水を前記タンク（３２）に対して供給するための手段（３８）が、設けられていることを特徴とするコンパクトな加圧水型原子炉。 - 請求項１記載のコンパクトな加圧水型原子炉において、
前記容器（１０）内においては、さらに、複数の制御棒（４０）のための制御機構が一体化されていることを特徴とするコンパクトな加圧水型原子炉。 - 請求項１記載のコンパクトな加圧水型原子炉において、
前記周縁領域（１８）内には、ベンチュリーシステム（４４）が配置され、
このベンチュリーシステム（４４）には、前記中央領域（１６）内に収容された水が供給され、
これにより、前記一次ポンピング手段（２８）が故障した際には、前記周縁領域（１８）内において上部から底部に向けての水の自然循環が形成されるようになっていることを特徴とするコンパクトな加圧水型原子炉。 - 請求項３記載のコンパクトな加圧水型原子炉において、
前記周縁領域（１８）内には、前記ベンチュリーシステム（４４）の下方に、緊急冷却用熱交換器（４２）が配置されていることを特徴とするコンパクトな加圧水型原子炉。 - 請求項１〜４のいずれか１項に記載のコンパクトな加圧水型原子炉において、
前記原子炉コア（１４）の反応度が、前記冷却水内に可溶性中性子毒を包含させることなく、制御されていることを特徴とするコンパクトな加圧水型原子炉。
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