Zapečetěná skořápka

Utěsněný plášť ( hermetický obal [1] ; ochranný obal [2] [3] ; kontejnment [2 ] ; hermetická zóna [2] ; kontejnment z anglického kontejnmentu [2] ) je pasivní bezpečnostní systém energetických jaderných reaktorů , hlavní funkce z nichž je zabránění úniku radioaktivních látek do životního prostředí při těžkých haváriích. Kontejnment je masivní konstrukce speciální konstrukce, ve které je umístěno hlavní zařízení reaktorové elektrárny.  . Kontejnment je architektonicky nejcharakterističtější a z hlediska bezpečnosti nejdůležitější budova jaderných elektráren , poslední fyzická bariéra šíření radioaktivních materiálů a ionizujícího záření [4] [5] [6] .

Téměř všechny pohonné jednotky vyrobené za posledních několik desetiletí jsou vybaveny ochrannými kryty. Jejich použití je nezbytné pro ochranu při vnitřní havárii s prasknutím velkého potrubí a ztrátou chladiva ( ang.  LOCA, Loss-of-coolant accident ), dále v případě vnějších událostí: zemětřesení , tsunami , hurikány , tornáda , havárie letadel , výbuchy , údery raket atd. [4] [7] .

Kontejnment je navržen tak, aby plnil své funkce s přihlédnutím ke všem možným mechanickým, tepelným a chemickým vlivům, které jsou důsledkem výtoku chladiva a tavení aktivní zóny. Nejčastěji má kontejnment pomocná zařízení: lokalizační bezpečnostní systémy pro kondenzaci páry a tím snížení tlaku, speciální ventilační systémy vybavené filtry pro čištění od radioaktivních izotopů jódu , cesia a dalších štěpných produktů [8] [9] .

V závislosti na typu reaktoru a konkrétních vnějších hrozbách (například seismicita) se konstrukce kontejnmentu může značně lišit. Nejmodernější kontejnmenty (cca 95 %) jsou skořepinové konstrukce různých velikostí z betonu , vyztužené nebo předpjaté , nejčastěji válcové [4] [10] .

Hermetický kryt je komplexní konstrukce, která zahrnuje i systémy složitých trubkových a kabelových prostupů velkých rozměrů. Kontejnment podléhá zvláštnímu technickému dozoru s pravidelnými zkouškami jejich funkcí a kontrolami státními orgány . Na materiály, instalaci, uvedení do provozu a provoz jsou kladeny přísné požadavky [4] [11] .

První kontejnment na světě byl vybudován v jaderné elektrárně Connecticut Yankee ( USA ), která byla uvedena do provozu v roce 1968 .

Rozdíly podle typů reaktorů

Tlakovodní reaktory

V kontejnmentu tlakovodních reaktorů je umístěno hlavní zařízení reaktorové elektrárny : reaktor, cirkulační smyčky primárního okruhu , hlavní cirkulační čerpadla, parogenerátory , dále centrální hala, bazén vyhořelého paliva , polární jeřáb , některé pomocné systémy a další vybavení. Téměř všechny používané kontejnmenty jsou tzv. „suchého“ typu [12] [6] .

U tlakovodních reaktorů je hlavním faktorem určujícím důležitost kontejnmentu potřeba absorbovat zatížení v důsledku zvýšení tlaku spojeného s prasknutím potrubí primárního okruhu . V kontejnmentu je vždy udržováno mírné vakuum , aby se zmírnil účinek rázové vlny. Hlavním pomocným systémem je sprinklerový systém , který rozstřikuje studenou vodu z trysek pod kopulí ke kondenzaci páry a tím ke snížení tlaku [9] [13] [14] .

Železobeton a předpjaté skořepiny se poprvé objevily v USA. První, železobetonová, byla postavena v jaderné elektrárně Connecticut Yankee , která byla uvedena do provozu v roce 1968 . Předpětí poprvé použil v jaderné elektrárně Robert E. Jinnah(spuštění v roce 1969 ), ale pouze částečné, svislé ve stěnách. Plné předpětí stěn a kopule bylo poprvé aplikováno v jaderné elektrárně Palisades (uvedena do provozu v roce 1971 ). Poté se praxe budování kontejnmentu z předpjatého železobetonu začala stále více rozšiřovat v USA, Kanadě, Japonsku, Belgii ( JE Tiange , blok 1, 1975 ), Francii ( JE Fessenheim, bloky 1-2, 1977 ), SSSR. Prvním použitím takového kontejnmentu v sovětské reaktorové budově byla JE Loviisa s reaktory VVER-440 ve Finsku (první blok byl uveden do provozu v roce 1977 ), poté, počínaje Novovoroněžskou JE (5. blok, uveden do provozu v roce 1980), bloky s VVER-1000 byly postaveny v SSSR , vybavené hermetickými plášti [12] [15] .

Kontejnmenty tlakovodních reaktorů jsou velké: obvykle je objem od 75 000 do 100 000 m³, v sovětských a ruských projektech - od 65 000 do 67 000 m³. Takto velký objem je nutný pro vnímání energie uvolněné při nehodě. Ve většině případů jsou dimenzovány na vnitřní tlak 0,5 MPa . Existují dva přístupy:

Jiné typy, kromě „suchého“ kontejnmentu, nebyly v posledních desetiletích pro tlakovodní reaktory budovány. Dříve se v malých množstvích používaly další dva typy, které měly menší velikosti [12] :

Typické vlastnosti

Geometrie

Nejčastěji jsou kontejnmenty ve formě válce s polokulovou kopulí spočívající na betonovém základu.

  • vnitřní průměr od 37 do 45 metrů;
  • tloušťka stěny a kopule od 0,8 do 1,3 metru;
  • tloušťka základny od 1 m (kámen nebo podpěra na speciální konstrukci, jako u reaktorů VVER-1000 ) do 5 m (nedostatek pevné zeminy pod základnou, vysoká seizmicita, předpjatý základ);
  • celková výška typických mušlí je 50-60 metrů [18] .

Průniky

Zařízení uvnitř kontejnmentu je napojeno na četné pomocné a nouzové systémy vně, takže potrubí a kabely musí procházet stěnami, pro které je v kontejnmentu zajištěn systém utěsněných trubkových a kabelových prostupů různých velikostí. Průměrně je jich asi 120. Největší otvory jsou: přepravní poklop pro nakládání / vykládání zařízení a paliva  - průměr asi 8 metrů; hlavní a nouzové zámky pro průchod personálu - každý 3 metry; prostup parovodů  - 1,3 metru [18] .

Maximální konstrukční parametry v případě havárie

  • tlak je nejčastěji 0,5 MPa;
  • teplota je nejčastěji 150 °C [18] .

Napětí a síla

V průměru je napětí válcové části typického předpjatého kontejnmentu za normálního provozu 10 MPa v tangenciálním směru a 7 MPa ve vertikálním směru, což zajišťuje pevnost železobetonu řádově 40 MPa [18] .

Tváří v tvář

Vnitřní obložení, pokud existuje, je nejčastěji vyrobeno z oceli o tloušťce 6 ... 8 mm. Pro zlepšení těsnění a větší odolnosti proti namáhání je vyžadováno opláštění [18] .

Spotřeba materiálů

Tyto hodnoty se velmi liší v závislosti na projektu.

Jednoplášťový s výstelkou (pro pohonnou jednotku o výkonu cca 900 MW) [18] :

Materiál zadržování Základna Celkový
Beton , m³ 8000 5000 13 000
Kování , t 1000 800 1800
Předpjatá ocel , t 1000 — 1000
Ocelové opláštění, t 500 150 650

Dvojitý plášť bez obložení (pro pohonnou jednotku o výkonu cca 1400 MW) [18] :

Materiál Vnitřní skořepina Vnější schránka Základna Celkový
Beton , m³ 12 500 6000 8000 26 500
Kování , t 1150 850 1500 3500
Předpjatá ocel , t 1500 — — 1500

Varné vodní reaktory

Většina varných reaktorů funguje v USA, Japonsku ( General Electric a držitelé jejích licencí, Toshiba a Hitachi ), Švédsku ( ABB ) a Německu ( Kraftwerk Union ).).

Všechny varné reaktory jsou navrženy se systémy snížení tlaku v kontejnmentu. Kontejnment se skládá ze dvou hlavních částí - suché šachty (dry box) reaktoru ( anglicky  dry-well ) a probublávací nádrže ( anglicky  wet-well ). V případě havárie se ztrátou chladiva uvnitř kontejnmentu je pára směrována pomocí průzorů (vodidel) do barbotážní nádrže s vodou, kde kondenzuje. Kromě toho existují v kontejnmentu také systémy s vodní sprchou. V souvislosti s touto konstrukcí jsou objemy plášťů poměrně malé - asi 1/6 velikosti "suchého" pláště tlakovodních reaktorů. Téměř všechny pomocné systémy jsou umístěny v budově obklopující kontejnment. Tato budova plní roli druhého kontejnmentu ( anglicky  sekundární kontejnment ), udržuje slabé vakuum [19] [20] [21] .

Většina raných projektů General Electric a jejích držitelů licence v různých zemích má betonový kontejnment s ocelovým vnitřním pláštěm ve tvaru hrušky oddělující suchou skříň od probublávače. Ve Skandinávii jsou bloky ABB , například ve Švédsku a Finsku ( Jaderná elektrárna Olkiluoto ), vybaveny kontejnmentovými skořepinami z předpjatého železobetonu s ocelovým pláštěm, nahoře uzavřeným ocelovou kupolí. Základna a horní část jsou pouze částečně předpjaté. V Německu energetické jednotky Kraftwerk Unionzpočátku byly vybaveny ocelovými polokulovými kontejnmentovými skořepinami, poté se konstrukční řešení změnilo na válcové skořepiny z předpjatého železobetonu s ocelovou výstelkou a doplňkovou ochranou proti pádu letadel v horní části (bloky B a C JE Gundremmingen ). V energetických blocích s vylepšenými varnými reaktory , které staví General Electric a její držitelé licence v Japonsku a na Tchaj-wanu, je kontejnment integrován do budovy reaktoru tak, aby se zmenšila celková velikost konstrukce a zvýšila se seismická odolnost. z důvodu snížení těžiště [19] [20] [21 ] .

Aby se vyřešil problém akumulace vodíku, který je u varných reaktorů vzhledem k menší velikosti pláště mnohem akutnější, v raných konstrukcích kontejnmentů se používá plnění suché šachty reaktoru inertním plynem (například čistým dusíkem ). ) se používá, v pozdějších projektech jsou poskytovány systémy dodatečného spalování vodíku [9] [22] .

Typické vlastnosti

Geometrie

Typickým pláštěm je válec (často s kulovitým zesílením na dně) namontovaný na masivní desce a zakončený deskou z předpjatého betonu s odnímatelným kovovým uzávěrem pro přístup do reaktoru. Vnitřní průměr je obvykle 26, výška 35 metrů, u vylepšených varných reaktorů je průměr o 3 metry větší při výšce 29,5 metru [23] .

Průniky

Počet otvorů je asi 100 a pod transportním poklopem (největší otvor v pláštích tlakovodních reaktorů) chybí. Zámky pro personál mají průměr 2,5 metru [23] .

Maximální konstrukční parametry v případě havárie

Konstrukční parametry jsou v průměru mírně vyšší než u plášťů tlakovodních reaktorů: tlak bývá 0,6 MPa, teplota 170 °C [23] .

Tváří v tvář

Vnitřní obložení z oceli tloušťky 6…10 mm [23] .

Těžkovodní reaktory

Těžkovodní reaktory jsou obecně známé pod názvem CANDU , což je kanadské národní zaměření. Kanada také postavila tyto reaktory v Jižní Koreji, Pákistánu, Rumunsku, Číně a Argentině. Dalším státem, kde jsou reaktory tohoto typu národním trendem, je Indie. Postavil je také Německý svaz Kraftwerk, například v jaderné elektrárně Atucha v Argentině.

Příkladem standardního návrhu kontejnmentu CANDU jsou čtyři energetické bloky jaderné elektrárny Pickering . Všechny jejich válcové pláště, které obsahují zařízení primárního okruhu a parogenerátory, jsou napojeny na samostatnou speciální „vakuovou“ konstrukci o objemu 82 000 m³, ve které je udržováno vakuum 0,007 MPa. V případě havárie se zvýšením tlaku v kontejnmentu jednoho z bloků praskne membrána na potrubí a havarijní jednotka se připojí k podtlakové konstrukci. Přetlak se tak zcela uvolní za méně než 30 sekund, i když selžou nouzové systémy pohonných jednotek. Kontejnment i vakuové zařízení jsou vybaveny sprinklerovými (rozstřikovacími) a ventilačními systémy pro kondenzaci páry a snížení tlaku. Také ve vakuové budově je pro tyto účely přídavná nádrž s nouzovou zásobou vody. Návrhový tlak plášťů reaktoru je 0,42 MPa s vakuovou konstrukcí a 0,19 MPa bez ní. Kontejnmenty jsou z předpjatého železobetonu, vakuová konstrukce je železobetonová. Vnitřní podšívka skořepin je vyrobena z pryže na bázi epoxidových pryskyřic a vinylu , vyztužená skelným vláknem , vakuová konstrukce bez podšívky. V pozdějších projektech, například kanadské jaderné elektrárně Bruce , jsou pláště obloženy ocelí a železobeton vakuové konstrukce je předpjatý [24] [25] [26] .

Kontejnmenty indických reaktorů se vyvinuly jiným směrem. Na rozdíl od kanadských reaktorů jsou indické opláštění dvojité, bez vnitřního obložení a s bublinkovou nádrží v hermetickém objemu. Kontejnment je rozdělen vodotěsnými přepážkami na suchý box a bublinkovou nádrž. V případě havárie je směs páry a vody vypouštěna ze suchého boxu přes ventilační systém do bublinkové nádrže a kondenzuje. Bloky jaderné elektrárny Rádžasthán (spuštěna v roce 1981 ) se staly prvními v Indii z předpjatého železobetonu (pouze kupole, stěny jsou železobetonové). V následném projektu Jaderná elektrárna Madras byla aplikována separace objemů do suchého boxu a probublávače. Kontejnment energetických bloků této stanice je částečně dvojitý, vnitřní plášť je z předpjatého betonu, vnější plášť je z monolitického nevyztuženého betonu. Další etapou vývoje byl kontejnment jaderné elektrárny Narora , jehož vnější plášť je vyroben ze železobetonu. Poté v JE Kakrapar byla vnější kupole odnímatelná, aby bylo možné vyměnit parogenerátory. Tato konstrukce byla s menšími úpravami použita v řadě indických pohonných jednotek [24] .

Jiné typy

Rychlé množivé reaktory byly vyvinuty a provozovány v několika zemích (USA, Japonsko, Velká Británie, Francie, SSSR), ale v současnosti je v provozu pouze jediný na světě, BN , v Bělojarské JE v Rusku. Protože chladivem v takových reaktorech je tekutý kov a ne voda, kontejnment, beton nebo ocel, je navržen pro mnohem nižší tlak - 0,05-0,15 MPa [27] .

Plynem chlazené reaktory ( Magnox a AGR ) jsou národním trendem v britském reaktorovém průmyslu. Takové reaktory nemají kontejnment. Hlavní zařízení v nich je integrováno s jádrem v tělese z předpjatého železobetonu, které tak plní roli kontejnmentu [27] .

Vysokoteplotní plynem chlazené reaktory byly postaveny v 60. letech a všechny byly uzavřeny koncem 80. let. Ve Spojených státech postavila společnost General Atomics několik energetických jednotek stanic Fort St. Vrain.a Broskvové dno . Válcové kontejnmenty ze železobetonu s kopulí, uvnitř je reaktor z předpjatého železobetonu a hlavní zařízení. Návrhový tlak - 0,35 MPa. Reaktor THTR-300 provozovaný v NěmeckuNukem _bez kontejnmentu, s válcovým reaktorem z předpjatého železobetonu [27] .

V energetických blocích s reaktory RBMK , které byly postaveny v SSSR, nebyly kontejnmenty použity kvůli velké velikosti reaktoru. Roli kontejnmentu plní systém betonových boxů kolem reaktoru, ve kterém je umístěno hlavní zařízení, a bublinkový bazének pro únik páry v případě havárie [27] [28] .

Moderní trendy

Moderní trendy ve výstavbě kontejnmentů směřují především k nárůstu pasivních systémů, tedy těch, které nevyžadují zdroje energie a signál k zapnutí systémů. V tomto směru byly aktivně vyvíjeny všechny havarijní systémy v reaktorech poslední generace 3+. Čtyři VVER-1200 ( Novovoroněžská JE-2 a Leningradská JE-2 ) jsou v současné době ve výstavbě v Rusku, čtyři AP1000 (od Westinghouse ) v Číně a čtyři EPR( Areva se Siemens ) ve Finsku, Francii a Číně. Rusko již použilo nová řešení při výstavbě JE Tianwan v Číně a JE Kudankulam v Indii. Ve světě existuje řada dalších projektů různých společností, jejichž realizace ještě nezačala.

U všech nových projektů je kontejnment dvojitý, vnější pro ochranu před vnějšími vlivy a vnitřní pro lokalizaci havárií s odtlakováním primárního okruhu. U VVER-1200 a EPR je vnější plášť železobetonový, vnitřní plášť je z předpjatého železobetonu. U AP1000 je vnitřní skořepina ocelová. Ve všech projektech je mezi vnitřním a vnějším pláštěm organizována přirozená cirkulace vzduchu pro případ havárie pro ochlazení vnitřního pláště [13] [17] [29] [30] [31] .

Dalším směrem zvyšování bezpečnosti je ochrana kontejnmentu v případě tavení a prohoření jaderného paliva přes nádobu reaktoru. Poprvé bylo takové zařízení postaveno v kontejnmentu JE Tianwan s VVER-1000 (uvedeno do provozu v roce 2007 ) a přijato pro projekty s VVER-1200. V ruských kontejnmentech je lapač taveniny zabudován pod reaktor, v jeho případě je výplň převážně z oxidů železa a hliníku [32] . Plnivo se rozpouští v tavenině paliva, aby se snížilo jeho objemové uvolňování energie a zvětšila se teplosměnná plocha, a voda tuto hmotu plní speciálními potrubími [17] . V EPR je lapač organizován jinak - tavenina, která prohořela tělem, dopadá na nakloněnou plochu, která ji směřuje k odtoku do bazénu s vodou a chlazeného kovového dna speciální konstrukce. V AP1000 není lapač taveniny , ale je zajištěn systém, který zabrání propálení nádoby - v případě takové havárie se šachta reaktoru naplní vodou, která nádobu ochlazuje zvenčí [30] [31 ] .

Známou novinkou v oblasti pasivní bezpečnosti jsou katalytické rekombinátory vodíku. Lze je instalovat i na již provozované bloky (jsou instalovány již na mnoha jaderných elektrárnách po celém světě), jsou součástí povinné sady prvků v nových projektech. Rekombinátory jsou malá zařízení, která jsou instalována v mnoha po celém kontejnmentu a zajišťují snížení koncentrace vodíku v případě havárií s jeho únikem. Rekombinátory nevyžadují zdroje energie a povely k zapnutí – při dosažení malé koncentrace vodíku (0,5–1,0 %) se samovolně spustí proces jeho absorpce rekombinátory [30] [33] .

Poznámky

  1. ↑ Obecná ustanovení pro zajištění bezpečnosti jaderných elektráren . Základní pojmy a definice
  2. ↑ 1 2 3 4 Ochranný plášť Archivní kopie ze dne 15. srpna 2016 na Wayback Machine // Slovník Ústavu pro problémy bezpečného rozvoje atomové energie Ruské akademie věd
  3. ↑ Bezpečnostní glosář MAAE . Získáno 4. srpna 2016. Archivováno z originálu 22. srpna 2016.
  4. ↑ 1 2 3 4 Jaderné kontejnmenty: zpráva o stavu techniky . - 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., Koženyuk A. A., Kuvaev Yu. N., Filimontsev Yu. N. Bezpečnost jaderných elektráren. - Paříž: EDF -EPN-DSN, 1994. - S. 29-31. — 256 s. — ISBN 2-7240-0090-0 .
  6. ↑ 1 2 Paul Ih-fei Liu. Energie, technologie a životní prostředí . - New York: ASME , 2005. - S. 165-166. — 275p. — ISBN 0-7918-0222-1 .
  7. ↑ 1 2 Swarup R., Mishra SN, Jauhari VP Environmental Science And Technology . - New Delhi: Mittal publications, 1992. - S. 68-79. — 329 s. — ISBN 81-7099-367-9 .
  8. ↑ Samojlov O. B., Usynin G. B., Bachmetjev A. M. Bezpečnost jaderných elektráren . - M .: Energoatomizdat , 1989. - S.  26 -27. — 280 s. - ISBN 5-283-03802-5 .
  9. ↑ 1 2 3 4 Jan Beyea, Frank Von Hippel. Kontejnment zhroucení reaktoru  // Bulletin of the Atomic Scientists  . - 1982. - Sv. 38 , č. 7 . - str. 52-59 . — ISSN 0096-3402 .
  10. ↑ Ray Nelson. Manufactured Meltdown  // Popular Science  : magazín  . - Bonnier Group , 1988. - Sv. 232 , č.p. 1 . - str. 66-67 . — ISSN 0161-7370 .
  11. ↑ Standardizace jaderných elektráren: lehkovodní reaktory . - Washington: United States Government Printing Office , 1981. - S. 19-20. — 63p.
  12. ↑ 1 2 3 Jaderné kontejnmenty: zpráva o stavu techniky . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - S. 9-11. — 117p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  13. ↑ 1 2 Amano RS, Sunden B. Tepelné inženýrství v energetických systémech . - Southampton: WIT Press , 2008. - S. 142-149. — 388 s. - ISBN 978-1-84564-062-0 .
  14. ↑ Anthony V. Nero, jr. Průvodce jadernými reaktory . - Berkeley, Los Angeles, Londýn: 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. Zkrocení jádra. Stránky historie jaderných zbraní a jaderné infrastruktury SSSR . - Sarov, 2003. - S. 354-356. — 481 s. — ISBN 5 7493 0621 6 . Archivovaná kopie (nedostupný odkaz) . Získáno 20. března 2011. Archivováno z originálu 10. července 2007. 
  16. ↑ Charles K. Dodd. Průmyslové rozhodování a vysoce rizikové technologie: umístění jaderných energetických zařízení v SSSR . — 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. Jaderná elektrárna s reaktorem typu VVER -1000. Od fyzických základů provozu až po vývoj projektu . — M. : Logos, 2010. — 604 s. - 1000 výtisků.  - ISBN 978-5-98704-496-4 .
  18. ↑ 1 2 3 4 5 6 7 Jaderné kontejnmenty: zpráva o stavu techniky . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - S. 19-22. — 117p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  19. ↑ 1 2 Jaderné kontejnmenty: zpráva o stavu techniky . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - S. 12-15. — 117p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  20. ↑ 1 2 M. Ragheb. Kontejnmentové struktury  (anglicky)  (nedostupný odkaz) . University of Illinois v Urbana–Champaign (16. března 2011). Získáno 21. března 2011. Archivováno z originálu 15. května 2011.
  21. ↑ 1 2 Anthony V. Nero, jr. Průvodce jadernými reaktory . - Berkeley, Los Angeles, Londýn: University of California Press , 1979. - S. 103-107. — 281 s. - ISBN 0-520-03482-1 .
  22. ↑ George A. Greene. Přenos tepla v bezpečnosti jaderného reaktoru . - San Diego: Academic Press , 1997. - S. 308. - 357 s. — ISBN 0-12-020029-5 .
  23. ↑ 1 2 3 4 Jaderné kontejnmenty: zpráva o stavu techniky . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - S. 24. - 117 s. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  24. ↑ 1 2 Jaderné kontejnmenty: zpráva o stavu techniky . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - S. 16-17. — 117p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  25. ↑ Anthony V. Nero, jr. Průvodce jadernými reaktory . - Berkeley, Los Angeles, Londýn: University of California Press , 1979. - S. 116. - 281 s. - ISBN 0-520-03482-1 .
  26. ↑ Kanada vstupuje do nukleárního věku: technická historie společnosti Atomic Energy of Canada Limited, jak je vidět z jejích výzkumných laboratoří . - Kanada: AECL , 1997. - S. 314-318. — 439 s. - ISBN 0-7735-1601-8 .
  27. ↑ 1 2 3 4 Jaderné kontejnmenty: zpráva o stavu techniky . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - S. 18. - 117 s. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  28. ↑ Dollezhal N.A. , Emelyanov I.Ya. Jaderný energetický reaktor kanálu . - M .: Atomizdat , 1980. - S.  153 -169. — 208p.
  29. ↑ Alan M. Herbst, George W. Hopley. Jaderná energie nyní: proč nastal čas pro světově nejvíce nepochopený zdroj energie . - New Jersey: John Wiley & Sons , 2007. - S. 150-153. — 229p. - ISBN 978-0-470-05136-8 .
  30. ↑ 1 2 3 Saito T., Yamashita J., Ishiwatari Y., Oka. Y. Pokroky v technologiích lehkovodních reaktorů . — New York, Dordrecht, Heidelberg, London: Springer , 2011. — 295 s. - ISBN 978-1-4419-7100-5 .
  31. ↑ 1 2 AP1000  (anglicky) . Westinghouse (16. března 2011). Získáno 22. března 2011. Archivováno z originálu 1. února 2012.
  32. ↑ Gusarov V. V., Almyashev V. I., Khabensky V. B., Beshta S. V., Granovsky V. S. Nová třída funkčních materiálů pro zařízení pro lokalizaci taveniny aktivní zóny jaderného reaktoru  // Russian Chemical Journal . - M. , 2005. - č. 4 . - S. 17-28 .
  33. ↑ Keller V.D. Pasivní katalytické vodíkové rekombinátory pro jaderné elektrárny  // Tepelná energetika . - M . : MAIK "Nauka / Interperiodika" , 2007. - č. 3 . - S. 65-68 . — ISSN 0040-3636 .

Literatura

  Přejděte na položku Wikidata  Slovníky a encyklopedie
V bibliografických katalozích