Forseglet skal

Forseglet skal ( hermetisk indeslutning [1] ; beskyttende skal [2] [3] ; indeslutning [2 ] ; hermetisk zone [2] ; indeslutning fra engelsk indeslutning [2] ) er et passivt sikkerhedssystem af kraftatomreaktorer , hovedfunktionen heraf skal forhindre udslip af radioaktive stoffer til miljøet ved alvorlige ulykker. Indeslutningen er en massiv struktur af et specielt design, som huser reaktoranlæggets hovedudstyr . Indeslutningen er den mest arkitektonisk karakteristiske og den vigtigste bygning af atomkraftværker med hensyn til sikkerhed , den sidste fysiske barriere for spredning af radioaktive materialer og ioniserende stråling [4] [5] [6] .  

Næsten alle kraftenheder bygget i løbet af de sidste par årtier er udstyret med beskyttende skaller. Deres brug er nødvendig for beskyttelse i tilfælde af en intern ulykke med brud på store rørledninger og tab af kølevæske ( eng.  LOCA, Loss-of-coolant accident ), samt i tilfælde af eksterne hændelser: jordskælv , tsunamier , orkaner , tornadoer , flystyrt , eksplosioner , raketslag osv. [4] [7] .

Indeslutningen er designet til at udføre sine funktioner under hensyntagen til alle mulige mekaniske, termiske og kemiske effekter, som er resultatet af kølevæskeudstrømning og kernesmeltning. Oftest har indeslutningen hjælpeudstyr: lokaliserende sikkerhedssystemer til dampkondensering og dermed reducerende tryk, specielle ventilationsanlæg udstyret med filtre til rensning fra radioaktive isotoper af jod , cæsium og andre fissionsprodukter [8] [9] .

Afhængigt af typen af ​​reaktor og specifikke eksterne trusler (f.eks. seismicitet) kan indeslutningens design variere meget. De fleste moderne indeslutninger (ca. 95%) er skalstrukturer af forskellige størrelser lavet af beton , armeret eller forspændt , oftest cylindrisk [4] [10] .

Det hermetiske kabinet er en kompleks struktur, som også omfatter systemer med komplekse rør- og kabelgennemføringer af stor størrelse. Indeslutningen er underlagt særligt teknisk tilsyn med regelmæssige test af deres funktioner og inspektioner af statslige organer . Der stilles strenge krav til materialer, installation, idriftsættelse og drift [4] [11] .

Verdens første indeslutning blev bygget på Connecticut Yankee atomkraftværket ( USA ), som blev sat i drift i 1968 .

Forskelle efter reaktortyper

Trykvandsreaktorer

Reaktoranlæggets hovedudstyr er placeret i indeslutningen af ​​trykvandsreaktorer : reaktoren, primærkredsløbscirkulationssløjfer , hovedcirkulationspumper, dampgeneratorer , såvel som den centrale hal, brugt brændselsbassin , polarkran , nogle hjælpesystemer og andet udstyr. Næsten alle brugte indeslutninger er af den såkaldte "tørre" type [12] [6] .

For trykvandsreaktorer er den vigtigste faktor, der bestemmer vigtigheden af ​​indeslutningen, behovet for at absorbere belastningen på grund af trykstigningen forbundet med brud på de primære kredsløbsrørledninger . Et let vakuum opretholdes altid i indeslutningen for at afbøde virkningen af ​​chokbølgen. Det primære hjælpesystem er et sprinklersystem, der sprøjter koldt vand fra dyser under kuplen for at kondensere damp og dermed reducere trykket [9] [13] [14] .

Armeret beton og forspændte skaller dukkede først op i USA. Den første, armeret beton, blev bygget på Connecticut Yankee atomkraftværket , som blev sat i drift i 1968 . Forspænding blev først brugt i et atomkraftværk af Robert E. Jinnah(opstart i 1969 ), men kun delvist, lodret i væggene. Fuld forspænding af væggene og kuplen blev først anvendt på Palisades atomkraftværket (idriftsat i 1971 ). Så begyndte praksisen med at bygge indeslutning fra forspændt armeret beton at sprede sig mere og mere udbredt i USA, Canada, Japan, Belgien ( Tiange NPP , enhed 1, 1975 ), Frankrig ( Fessenheim NPP ), blok 1-2, 1977 ), USSR. Den første anvendelse af en sådan indeslutning i den sovjetiske reaktorbygning var Loviisa NPP med VVER-440 reaktorer i Finland (den første enhed blev sat i drift i 1977 ), og derefter, startende fra Novovoronezh NPP (enhed 5, idriftsat i 1980), enheder med VVER-1000 blev bygget i USSR , udstyret med hermetiske skaller [12] [15] .

Indeslutninger af trykvandsreaktorer er store: normalt er volumen fra 75.000 til 100.000 m³, i sovjetiske og russiske projekter - fra 65.000 til 67.000 m³. Et så stort volumen er nødvendigt for opfattelsen af ​​den energi, der frigives under en ulykke. I de fleste tilfælde er de designet til et internt tryk på 0,5 MPa . Der er to tilgange:

Andre typer, bortset fra "tør" indeslutning, er ikke blevet bygget til trykvandsreaktorer i de seneste årtier. Tidligere blev yderligere to typer brugt i små mængder, som havde mindre størrelser [12] :

Typiske kendetegn

Geometri

Oftest er indeslutninger i form af en cylinder med en halvkugleformet kuppel, der hviler på en betonbund.

  • indvendig diameter fra 37 til 45 meter;
  • væg- og kuppeltykkelse fra 0,8 til 1,3 meter;
  • basetykkelse fra 1 m (sten eller støtte på en speciel struktur, som i VVER-1000- reaktorer ) til 5 m (ikke nok fast jord under basen, høj seismicitet, forspændt base);
  • den samlede højde af typiske skaller er 50-60 meter [18] .

Penetrationer

Udstyret inde i indeslutningen er forbundet med adskillige hjælpe- og nødsystemer udenfor, så rørledninger og kabler skal ind gennem væggene, hvortil der er tilvejebragt et system af forseglede rør- og kabelgennemføringer af forskellige størrelser i indeslutningen. I gennemsnit er der omkring 120. De største åbninger er: en transportluge til lastning/losning af udstyr og brændstof  - en diameter på omkring 8 meter; hoved- og nødlåse til passage af personale - 3 meter hver; gennemtrængning af damprørledninger  - 1,3 meter [18] .

Maksimale designparametre i tilfælde af uheld

  • trykket er oftest 0,5 MPa;
  • temperaturen er oftest 150 °C [18] .

Spænding og styrke

I gennemsnit er spændingen af ​​den cylindriske del af en typisk forspændt indeslutning under normal drift 10 MPa i tangential retning og 7 MPa i lodret retning, hvilket sikrer styrken af ​​armeret beton i størrelsesordenen 40 MPa [18] .

Over

Den indvendige foring, hvis nogen, er oftest lavet af stål, 6 ... 8 mm tyk. Beklædning er påkrævet for at forbedre tætningen og større modstandsdygtighed over for stress [18] .

Forbrug af materialer

Disse værdier varierer meget afhængigt af projektet.

Enkelt skal med foring (til en kraftenhed med en kapacitet på ca. 900 MW) [18] :

Materiale indeslutning Grundlag i alt
Beton , m³ 8000 5000 13.000
Beslag , t 1000 800 1800
Forspændt stål , t 1000 — 1000
Stålbeklædning, t 500 150 650

Dobbeltskal uden foring (til en kraftenhed med en kapacitet på ca. 1400 MW) [18] :

Materiale Indvendig skal Ydre skal Grundlag i alt
Beton , m³ 12.500 6000 8000 26.500
Beslag , t 1150 850 1500 3500
Forspændt stål , t 1500 — — 1500

Kogende vand reaktorer

De fleste kogende vandreaktorer opererer i USA, Japan ( General Electric og dets licenstagere, Toshiba og Hitachi ), Sverige ( ABB ) og Tyskland ( Kraftwerk Union ).).

Alle kogende vandreaktorer er designet med indeslutningstrykreduktionssystemer. Indeslutningen består af to hoveddele - en tør aksel (dry box) af reaktoren ( engelsk  dry-well ) og en bobletank ( engelsk  wet-well ). I tilfælde af en ulykke med tab af kølevæske i indeslutningen ledes dampen ved hjælp af visirer (guider) til bobletanken med vand, hvor den kondenserer. Derudover er der også anlæg med vandspray i indeslutningen. I forbindelse med dette design er skallernes volumener ret små - omkring 1/6 af størrelsen af ​​den "tørre" skal af trykvandsreaktorer. Næsten alle hjælpesystemer er placeret i bygningen omkring indeslutningen. Denne bygning spiller rollen som en anden indeslutning ( engelsk  secondary containment ), den opretholder et svagt vakuum [19] [20] [21] .

De fleste af General Electrics og dets licenstageres tidlige projekter i forskellige lande har en betonindkapsling med en pæreformet stål indvendig skal, der adskiller tørkassen fra bobletanken. I Skandinavien er ABB -enheder , for eksempel i Sverige og Finland ( Olkiluoto Nuclear Power Plant ), udstyret med indeslutningsskaller lavet af forspændt armeret beton med stålbeklædning, lukket øverst med en stålkuppel. Bunden og toppen er kun delvist forspændt. I Tyskland, Kraftwerk Union kraftenhederoprindeligt blev de udstyret med halvkugleformede indeslutningsskaller af stål, derefter ændrede designløsningerne sig til cylindriske skaller lavet af forspændt armeret beton med stålforing og yderligere beskyttelse mod faldende fly i den øvre del (blok B og C i Gundremmingen NPP ). I kraftenheder med forbedrede kogende vandreaktorer , som bygges af General Electric og dets licenstagere i Japan og Taiwan, er indeslutningen integreret i reaktorbygningen på en sådan måde, at den samlede størrelse af strukturen reduceres, og den seismiske modstand øges på grund af sænkningen af ​​tyngdepunktet [19] [20] [21] .

For at løse problemet med brintakkumulering, som er meget mere akut i kogende vandreaktorer på grund af den mindre størrelse af skallen, i de tidlige designs af indeslutninger, fyldning af den tørre reaktoraksel med en inert gas (f.eks. rent nitrogen ) anvendes, i senere projekter leveres brintefterbrændingssystemer [9] [22] .

Typiske kendetegn

Geometri

En typisk skal er en cylinder (ofte med en sfærisk fortykkelse i bunden) monteret på en massiv plade og toppet med en forspændt betonplade med en aftagelig metalhætte for adgang til reaktoren. Den indre diameter er normalt 26, højden er 35 meter, i forbedrede kogende vandreaktorer er diameteren 3 meter større ved 29,5 meters højde [23] .

Penetrationer

Antallet af huller er omkring 100, og under transportlugen (det største hul i skallerne på trykvandsreaktorer) mangler. Låse til personale har en diameter på 2,5 meter [23] .

Maksimale designparametre i tilfælde af uheld

Designparametrene er i gennemsnit lidt højere end for skallerne på trykvandsreaktorer: trykket er normalt 0,6 MPa, temperaturen er 170 °C [23] .

Over

Indvendig foring af stål 6…10 mm tyk [23] .

Tungtvandsreaktorer

Tungvandsreaktorer er generelt kendt under navnet CANDU , som er det canadiske nationale fokus. Canada har også bygget disse reaktorer i Sydkorea, Pakistan, Rumænien, Kina og Argentina. En anden stat, hvor reaktorer af denne type er en national trend, er Indien. De blev også bygget af den tyske Kraftwerk Unionfor eksempel på Atucha-atomkraftværket i Argentina.

Et eksempel på et standard CANDU-indeslutningsdesign er de fire kraftenheder i Pickering Nuclear Power Plant . Alle deres cylindriske skaller, som indeholder det primære kredsløbsudstyr og dampgeneratorer, er forbundet til en separat speciel "vakuum" struktur med et volumen på 82.000 m³, hvor et vakuum på 0,007 MPa opretholdes. I tilfælde af en ulykke med øget tryk i indeslutningen af ​​en af ​​enhederne, knækker membranen på rørledningen , og nødenheden forbindes til vakuumstrukturen. Således frigives overtryk fuldstændigt på mindre end 30 sekunder, selv hvis nødsystemerne i kraftenheder svigter. Både indeslutningen og vakuumanlægget er udstyret med sprinkler (spray) og ventilationssystemer for at kondensere damp og reducere trykket. Også i vakuumbygningen er der en ekstra tank med nødforsyning af vand til disse formål. Designtrykket af reaktorskallerne er 0,42 MPa med en vakuumstruktur og 0,19 MPa uden. Indeslutningerne er lavet af forspændt armeret beton, vakuumkonstruktionen er lavet af armeret beton. Den indvendige foring af skallerne er lavet af gummi baseret på epoxyharpiks og vinyl , forstærket med glasfiber , vakuumkonstruktion uden foring. I senere projekter, for eksempel det canadiske atomkraftværk Bruce , er skallerne foret med stål, og den armerede beton i vakuumkonstruktionen er forspændt [24] [25] [26] .

Inddæmningen af ​​indiske reaktorer har udviklet sig i en anden retning. I modsætning til canadiske reaktorer er indiske beklædninger dobbelte, uden indvendig foring og med en bobletank i et hermetisk volumen. Indeslutningen er opdelt af vandtætte skillevægge i en tørboks og en bobletank. I tilfælde af et uheld udledes damp-vand-blandingen fra tørboksen til bobletanken gennem ventilationssystemet og kondenserer. Blokke af Rajasthan atomkraftværket (lanceret i 1981 ) blev de første i Indien fra forspændt armeret beton (kun kuplen, væggene er lavet af armeret beton). I et efterfølgende projekt, Madras Nuclear Power Plant , blev adskillelsen af ​​volumener i en tørboks og en boblemaskine anvendt. Indeslutningen af ​​kraftenhederne på denne station er delvist dobbelt, den indre skal er lavet af forspændt beton, og den ydre skal er lavet af monolitisk, ikke-armeret beton. Det næste trin i udviklingen var indeslutningen af ​​Narora-atomkraftværket , hvor den ydre skal er lavet af armeret beton. Derefter, ved Kakrapar NPP, blev den ydre kuppel gjort aftagelig for at tillade udskiftning af dampgeneratorer. Dette design er blevet brugt i en række indiske kraftenheder med mindre ændringer [24] .

Andre typer

Hurtige forædlingsreaktorer er blevet udviklet og drevet i flere lande (USA, Japan, Storbritannien, Frankrig, USSR), men i øjeblikket er kun den eneste i verden, BN , der opererer på Beloyarsk NPP i Rusland. Da kølevæsken i sådanne reaktorer er flydende metal og ikke vand, er indeslutningen, beton eller stål, designet til et meget lavere tryk - 0,05-0,15 MPa [27] .

Gaskølede reaktorer ( Magnox og AGR ) er den nationale trend i den britiske reaktorindustri. Sådanne reaktorer har ikke indeslutning. Hovedudstyret i dem er integreret med kernen i en krop lavet af forspændt armeret beton, som dermed spiller rollen som indeslutning [27] .

Højtemperatur gaskølede reaktorer blev bygget i 60'erne, og alle blev lukket i slutningen af ​​80'erne. I USA byggede General Atomics adskillige kraftenheder af Fort St. Vrain-stationer.og ferskenbund . Cylindriske indeslutninger lavet af armeret beton med en kuppel, indeni er der en reaktor lavet af forspændt armeret beton og hovedudstyret. Designtryk - 0,35 MPa. THTR-300 reaktor drevet i TysklandNukem _uden indeslutning, med en cylindrisk reaktor lavet af forspændt armeret beton [27] .

I kraftenheder med RBMK-reaktorer , som blev bygget i USSR, blev indeslutninger ikke brugt på grund af reaktorens store størrelse. Rollen som indeslutning udføres af et system af betonkasser rundt om reaktoren, hvori hovedudstyret er placeret, og et boblebad til dampudledning i tilfælde af en nødsituation [27] [28] .

Moderne trends

Moderne tendenser i konstruktionen af ​​indeslutninger er hovedsageligt rettet mod stigende passive systemer, det vil sige dem, der ikke kræver energikilder og et signal om at tænde systemer. Alle nødsystemer i reaktorer af den sidste, 3+ generation blev aktivt udviklet i denne retning. Fire VVER-1200'ere ( Novovoronezhskaya NPP-2 og Leningradskaya NPP-2 ) er i øjeblikket under konstruktion i Rusland, fire AP1000'ere (af Westinghouse ) i Kina og fire EPR'er( Areva med Siemens ) i Finland, Frankrig og Kina. Rusland har allerede brugt nye løsninger i opførelsen af ​​Tianwan NPP i Kina og Kudankulam NPP i Indien. Der er en række andre projekter fra forskellige virksomheder i verden, hvis implementering endnu ikke er begyndt.

I alle nye projekter er indeslutningen dobbelt, ekstern for beskyttelse mod ydre påvirkninger og intern for lokalisering af ulykker med trykaflastning af det primære kredsløb. I VVER-1200 og EPR er den ydre skal lavet af armeret beton, den indvendige skal er lavet af forspændt armeret beton. I AP1000 er den indre skal af stål. I alle projekter organiseres naturlig luftcirkulation mellem den indre og den ydre skal i tilfælde af en ulykke for at afkøle den indre skal [13] [17] [29] [30] [31] .

En anden retning for at forbedre sikkerheden er beskyttelsen af ​​indeslutningen i tilfælde af at nukleart brændsel smelter og brænder gennem reaktorbeholderen. For første gang blev en sådan enhed bygget i indeslutningen af ​​Tianwan NPP med VVER-1000 (idriftsat i 2007 ) og accepteret til projekter med VVER-1200. I russiske indeslutninger er smeltefælden bygget under reaktoren, i dets tilfælde er der et fyldstof, hovedsageligt fra oxider af jern og aluminium [32] . Fyldstoffet opløses i brændstofsmelten for at reducere dens volumetriske energifrigivelse og øge varmevekslingsoverfladen, og vand fylder denne masse gennem specielle rørledninger [17] . I EPR er fælden organiseret anderledes - smelten, der brændte gennem kroppen, falder på en skrå overflade, der leder den til at dræne ned i en vandbassin og en afkølet metalbund af et specielt design. Der er ingen smeltefælde i AP1000 , men der er tilvejebragt et system, der forhindrer beholderen i at brænde igennem - i tilfælde af en sådan ulykke fyldes reaktorakslen med vand, som køler beholderen udefra [30] [31 ] .

En velkendt nyskabelse inden for passiv sikkerhed er katalytiske brintrekombinatorer. De kan også installeres på allerede fungerende enheder (de er allerede installeret på mange atomkraftværker rundt om i verden), de er inkluderet i det obligatoriske sæt af elementer i nye projekter. Rekombinere er små enheder, der er installeret i mange i hele indeslutningen og giver en reduktion i brintkoncentrationen i tilfælde af uheld med dets frigivelse. Rekombinere kræver ikke energikilder og kommandoer for at tænde - når en lille koncentration af brint (0,5-1,0%) er nået, begynder processen med dets absorption af rekombinatorer spontant [30] [33] .

Noter

  1. ↑ Generelle bestemmelser til sikring af kernekraftværkers sikkerhed . Grundlæggende udtryk og definitioner
  2. ↑ 1 2 3 4 Beskyttende skal Arkivkopi dateret 15. august 2016 på Wayback Machine // Ordliste for Institut for problemer med sikker udvikling af atomenergi ved det russiske videnskabsakademi
  3. ↑ IAEA Sikkerhedsordliste . Hentet 4. august 2016. Arkiveret fra originalen 22. august 2016.
  4. ↑ 1 2 3 4 Nuklear indeslutning: state-of-art rapport . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - S. 1. - 117 s. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  5. ↑ Kayol A., Shchapyu K., Schossidon F., Kyura B., Duong P., Pelle P., Rishche F., Voronin L. M., Zasorin R. E., Ivanov E. S., Kozenyuk A. A., Kuvaev Yu. N., Filimontsev Yu. N. Sikkerhed ved atomkraftværker. - Paris: EDF -EPN-DSN, 1994. - S. 29-31. — 256 s. — ISBN 2-7240-0090-0 .
  6. ↑ 1 2 Paul Ih-fei Liu. Energi, teknologi og miljø . - New York: ASME , 2005. - S. 165-166. — 275 sider. — ISBN 0-7918-0222-1 .
  7. ↑ 1 2 Swarup R., Mishra SN, Jauhari VP for miljøvidenskab og teknologi . - New Delhi: Mittal publications, 1992. - S. 68-79. — 329 s. — ISBN 81-7099-367-9 .
  8. ↑ Samoilov O. B., Usynin G. B., Bakhmetiev A. M. Atomkraftværkers sikkerhed . - M .: Energoatomizdat , 1989. - S.  26 -27. - 280 sek. - ISBN 5-283-03802-5 .
  9. ↑ 1 2 3 4 Jan Beyea, Frank Von Hippel. Indeslutning af en reaktornedsmeltning  // Bulletin of the Atomic Scientists  . - 1982. - Bd. 38 , nr. 7 . - S. 52-59 . — ISSN 0096-3402 .
  10. ↑ Ray Nelson. Fremstillet Meltdown  // Popular Science  : magasin  . - Bonnier Group , 1988. - Vol. 232 , nr. 1 . - S. 66-67 . — ISSN 0161-7370 .
  11. ↑ Standardisering af atomkraftværker: letvandsreaktorer . - Washington: United States Government Printing Office , 1981. - S. 19-20. — 63 sider.
  12. ↑ 1 2 3 Nuklear indeslutning: state-of-art rapport . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - S. 9-11. — 117 sider. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  13. ↑ 1 2 Amano RS, Sunden B. Thermal Engineering in Power Systems . - Southampton: WIT Press , 2008. - S. 142-149. — 388 s. - ISBN 978-1-84564-062-0 .
  14. ↑ Anthony V. Nero, jr. En guidebog til atomreaktorer . - Berkeley, Los Angeles, London: University of California Press , 1979. - S. 86-92. — 281 s. - ISBN 0-520-03482-1 .
  15. ↑ Andryushin I. A., Chernyshev A. K., Yudin Yu. A. Taming of the nucleus. Sider af historien om atomvåben og nuklear infrastruktur i USSR . - Sarov, 2003. - S. 354-356. — 481 s. — ISBN 5 7493 0621 6 . Arkiveret kopi (ikke tilgængeligt link) . Hentet 20. marts 2011. Arkiveret fra originalen 10. juli 2007. 
  16. ↑ Charles K. Dodd. Industriel beslutningstagning og højrisikoteknologi: placering af atomkraftanlæg i USSR . — Lanham, London: Rowman & Littlefield , 1994. — S. 87. — 212 s. — ISBN 0-8476-7847-4 .
  17. ↑ 1 2 3 Andrushechko S. A., Aforov A. M., Vasiliev B. Yu., Generalov V. N., Kosourov K. B., Semchenkov Yu. M., Ukraintsev V. F. Atomkraftværk med en VVER-type reaktor -1000. Fra det fysiske grundlag for driften til projektets udvikling . — M. : Logos, 2010. — 604 s. - 1000 eksemplarer.  - ISBN 978-5-98704-496-4 .
  18. ↑ 1 2 3 4 5 6 7 Nuklear indeslutning: state-of-art rapport . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - S. 19-22. — 117 sider. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  19. ↑ 1 2 Nuklear indeslutning: state-of-art rapport . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - S. 12-15. — 117 sider. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  20. ↑ 1 2 M. Ragheb. Indeslutningsstrukturer  (engelsk)  (ikke tilgængeligt link) . University of Illinois i Urbana-Champaign (16. marts 2011). Hentet 21. marts 2011. Arkiveret fra originalen 15. maj 2011.
  21. ↑ 1 2 Anthony V. Nero, jr. En guidebog til atomreaktorer . - Berkeley, Los Angeles, London: University of California Press , 1979. - S. 103-107. — 281 s. - ISBN 0-520-03482-1 .
  22. ↑ George A. Greene. Varmeoverførsel i atomreaktorsikkerhed . - San Diego: Academic Press , 1997. - S. 308. - 357 s. — ISBN 0-12-020029-5 .
  23. ↑ 1 2 3 4 Nuklear indeslutning: state-of-art rapport . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - S. 24. - 117 s. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  24. ↑ 1 2 Nuklear indeslutning: state-of-art rapport . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - S. 16-17. — 117 sider. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  25. ↑ Anthony V. Nero, jr. En guidebog til atomreaktorer . - Berkeley, Los Angeles, London: University of California Press , 1979. - S. 116. - 281 s. - ISBN 0-520-03482-1 .
  26. ↑ Canada går ind i den nukleare tidsalder: en teknisk historie om Atomic Energy of Canada Limited set fra dets forskningslaboratorier . - Canada: AECL , 1997. - P. 314-318. — 439 s. - ISBN 0-7735-1601-8 .
  27. ↑ 1 2 3 4 Nuklear indeslutning: state-of-art rapport . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - S. 18. - 117 s. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  28. ↑ Dollezhal N.A. , Emelyanov I.Ya. Kanal atomkraftreaktor . - M .: Atomizdat , 1980. - S.  153 -169. — 208 sider.
  29. ↑ Alan M. Herbst, George W. Hopley. Atomenergi nu: hvorfor tiden er inde til verdens mest misforståede energikilde . - New Jersey: John Wiley & Sons , 2007. - S. 150-153. — 229 sider. - ISBN 978-0-470-05136-8 .
  30. ↑ 1 2 3 Saito T., Yamashita J., Ishiwatari Y., Oka. Y. Fremskridt inden for letvandsreaktorteknologier . — New York, Dordrecht, Heidelberg, London: Springer , 2011. — 295 s. - ISBN 978-1-4419-7100-5 .
  31. ↑ 1 2 AP1000  (engelsk) . Westinghouse (16. marts 2011). Hentet 22. marts 2011. Arkiveret fra originalen 1. februar 2012.
  32. ↑ Gusarov V. V., Almyashev V. I., Khabensky V. B., Beshta S. V., Granovsky V. S. En ny klasse af funktionelle materialer til enheden til lokalisering af kernesmelten i en atomreaktor  // Russian Chemical Journal . - M. , 2005. - Nr. 4 . - S. 17-28 .
  33. ↑ Keller V.D. Passive katalytiske brintrekombinatorer til atomkraftværker  // Termisk energiteknik . - M . : MAIK "Nauka / Interperiodika" , 2007. - Nr. 3 . - S. 65-68 . — ISSN 0040-3636 .

Litteratur

  Gå til Wikidata-elementet  Ordbøger og encyklopædier
I bibliografiske kataloger