Suljettu kuori

Suljettu vaippa ( hermeettinen kotelo [1] ; suojakuori [2] [3] ; suoja [2 ] ; hermeettinen vyöhyke [2] ; suojarakennus englannin kielestä suojaus [2] ) on passiivinen ydinvoimareaktoreiden turvajärjestelmä , päätehtävä jonka tarkoituksena on estää radioaktiivisten aineiden pääsy ympäristöön vakavien onnettomuuksien aikana. Suojarakennus on massiivinen erikoisrakenne, jossa sijaitsevat reaktorilaitoksen päälaitteet . Suojarakennus on ydinvoimalaitosten arkkitehtonisesti tunnusomaisin ja turvallisuuden kannalta tärkein rakennus , viimeinen fyysinen este radioaktiivisten aineiden ja ionisoivan säteilyn leviämiselle [4] [5] [6] .  

Lähes kaikki viime vuosikymmeninä rakennetut voimayksiköt on varustettu suojakuorilla. Niiden käyttö on välttämätöntä sisäisen onnettomuuden varalta, kun suurien putkistojen rikkoutuminen ja jäähdytysnesteen häviäminen ( eng.  LOCA, Jäähdytysnesteen menetysonnettomuus ), sekä ulkoisten tapahtumien yhteydessä: maanjäristykset , tsunamit , hurrikaanit , tornadot , lento-onnettomuudet , räjähdykset , raketiniskut jne. [4] [7] .

Suojarakennus on suunniteltu suorittamaan tehtävänsä ottaen huomioon kaikki mahdolliset mekaaniset, termiset ja kemialliset vaikutukset, jotka ovat seurausta jäähdytysnesteen ulosvirtauksesta ja sydämen sulamisesta. Useimmiten suojarakennuksessa on apulaitteet: paikalliset turvajärjestelmät höyryn tiivistymistä ja siten painetta alentamista varten, erityiset ilmanvaihtojärjestelmät , jotka on varustettu suodattimilla jodin , cesiumin ja muiden fissiotuotteiden radioaktiivisista isotoopeista puhdistamiseen [8] [9] .

Reaktorin tyypistä ja erityisistä ulkoisista uhista (esimerkiksi seismisyydestä) riippuen suojarakennuksen rakenne voi vaihdella suuresti. Useimmat nykyaikaiset suojarakennukset (noin 95 %) ovat erikokoisia betonista valmistettuja , vahvistettuja tai esijännitettyjä kuorirakenteita , useimmiten sylinterimäisiä [4] [10] .

Hermeettinen kotelo on monimutkainen rakenne, joka sisältää myös monimutkaisia ​​suurikokoisia putki- ja kaapeliläpivientejä . Suojarakennukset ovat erityisen teknisen valvonnan alaisia ​​ja niiden toimintaa testataan säännöllisesti ja valtion toimielimet tarkastavat . Materiaalille, asennukselle, käyttöönotolle ja käytölle asetetaan tiukat vaatimukset [4] [11] .

Maailman ensimmäinen suojarakennus rakennettiin Connecticut Yankeen ydinvoimalaan ( USA ), joka otettiin käyttöön vuonna 1968 .

Erot reaktorityypeittäin

Painevesireaktorit

Reaktorilaitoksen päälaitteet sijaitsevat painevesireaktorien suojarakennuksessa : reaktori, primääripiirin kiertopiirit , pääkiertopumput, höyrygeneraattorit sekä keskushalli, käytetyn polttoaineen allas , napanosturi , jotkut apujärjestelmät ja muut varusteet. Lähes kaikki käytetyt suojarakennukset ovat ns. "kuivia" [12] [6] .

Painevesireaktoreissa tärkein suojarakennuksen tärkeyden määräävä tekijä on tarve ottaa vastaan ​​primääripiirin putkistojen rikkoutumiseen liittyvä paineen nousu. Suojarakennuksessa ylläpidetään aina pientä tyhjiötä iskuaallon vaikutuksen vähentämiseksi. Pääasiallinen apujärjestelmä on sprinklerijärjestelmä, joka suihkuttaa kylmää vettä kuvun alla olevista suuttimista höyryn tiivistämiseksi ja siten paineen alentamiseksi [9] [13] [14] .

Teräsbetoni ja esijännitetyt kuoret ilmestyivät ensimmäisen kerran Yhdysvalloissa. Ensimmäinen, teräsbetoni, rakennettiin Connecticut Yankee -ydinvoimalaitokselle , joka otettiin käyttöön vuonna 1968 . Esijännitystä käytti ensimmäisen kerran ydinvoimalaitoksessa Robert E. Jinnah(käynnistetty 1969 ), mutta vain osittainen, pystysuora seinissä. Seinien ja kupolin täysi esijännitys käytettiin ensimmäisen kerran Palisadesin ydinvoimalaitoksessa (käyttöön 1971 ). Sitten käytäntö rakentaa suojarakenteita esijännitetystä teräsbetonista alkoi levitä yhä laajemmin USA:ssa, Kanadassa, Japanissa, Belgiassa ( Tiange NPP , yksikkö 1, 1975 ), Ranskassa ( Fessenheim NPP, lohkot 1-2, 1977 ), Neuvostoliitto. Ensimmäinen tällainen suojarakennuksen käyttö Neuvostoliiton reaktorirakennuksessa oli Loviisan ydinvoimalaitos VVER-440-reaktoreilla Suomessa ( ensimmäinen yksikkö otettiin käyttöön vuonna 1977 ), sitten Novovoronežin ydinvoimalasta (5. yksikkö, otettiin käyttöön 1980) alkaen yksiköitä. VVER-1000 : lla rakennettiin Neuvostoliitossa , varustettuna hermeettisillä kuorilla [12] [15] .

Painevesireaktorin suojarakennukset ovat suuria: yleensä tilavuus on 75 000 - 100 000 m³, Neuvostoliiton ja Venäjän projekteissa - 65 000 - 67 000 m³. Tällainen suuri tilavuus on tarpeen onnettomuuden aikana vapautuvan energian havaitsemiseksi. Useimmissa tapauksissa ne on suunniteltu 0,5 MPa :n sisäiselle paineelle . On olemassa kaksi lähestymistapaa:

Painevesireaktoreihin ei ole viime vuosikymmeninä rakennettu muita tyyppejä, paitsi "kuiva" suojarakennus. Aikaisemmin käytettiin kahta muuta tyyppiä pieninä määrinä, joiden koko oli pienempi [12] :

Tyypilliset ominaisuudet

Geometria

Useimmiten suojarakennukset ovat sylinterin muotoisia, joissa on puolipallon muotoinen kupu, joka lepää betonialustalla.

  • sisähalkaisija 37 - 45 metriä;
  • seinämän ja kupolin paksuus 0,8 - 1,3 metriä;
  • pohjan paksuus 1 m (kivi tai tuki erityisrakenteelle, kuten VVER-1000 reaktoreissa ) 5 metriin (ei tarpeeksi kiinteää maaperää pohjan alla, korkea seismisyys, esijännitetty pohja);
  • tyypillisten kuorien kokonaiskorkeus on 50-60 metriä [18] .

Läpäisemät

Suojarakennuksen sisällä olevat laitteet on liitetty lukuisiin ulkopuolisiin apu- ja hätäjärjestelmiin, joten seinien läpi tulee kulkea putkistoja ja kaapeleita, joita varten suojarakennuksessa on erikokoisten tiivistettujen putki- ja kaapeliläpivientien järjestelmä. Keskimäärin niitä on noin 120. Suurimmat aukot ovat: kuljetusluukku laitteiden ja polttoaineen lastausta / purkamista varten  - halkaisija noin 8 metriä; pää- ja hätälukot henkilökunnan kulkua varten - kukin 3 metriä; höyryputkien tunkeutuminen  - 1,3 metriä [18] .

Maksimisuunnitteluparametrit onnettomuuden sattuessa

  • paine on useimmiten 0,5 MPa;
  • lämpötila on useimmiten 150 °C [18] .

Jännitystä ja voimaa

Tyypillisen esijännitetyn suojarakennuksen lieriömäisen osan jännitys normaalikäytössä on keskimäärin 10 MPa tangentiaalisessa suunnassa ja 7 MPa pystysuunnassa, mikä varmistaa 40 MPa luokkaa olevan teräsbetonin lujuuden [18] .

Vastakkain

Sisävuori, jos sellainen on, on useimmiten valmistettu teräksestä, paksuus 6 ... 8 mm. Päällystystä tarvitaan parantamaan tiivistystä ja lisäämään jännityskestävyyttä [18] .

Materiaalien kulutus

Nämä arvot vaihtelevat suuresti projektista riippuen.

Yksi kuori vuorauksella (voimayksikölle, jonka kapasiteetti on noin 900 MW) [18] :

Materiaali eristämiseen Pohja Kaikki yhteensä
Betoni , m³ 8000 5000 13 000
Liittimet , t 1000 800 1800
Esijännitetty teräs , t 1000 — 1000
Teräsverhous, t 500 150 650

Kaksinkertainen kuori ilman vuorausta (voimayksikölle, jonka kapasiteetti on noin 1400 MW) [18] :

Materiaali Sisäkuori Ulkokuori Pohja Kaikki yhteensä
Betoni , m³ 12 500 6000 8000 26 500
Liittimet , t 1150 850 1500 3500
Esijännitetty teräs , t 1500 — — 1500

Kiehuva vesireaktorit

Suurin osa kiehutusvesireaktoreista toimii Yhdysvalloissa, Japanissa ( General Electric ja sen lisenssinhaltijat, Toshiba ja Hitachi ), Ruotsissa ( ABB ) ja Saksassa ( Kraftwerk Union ).).

Kaikki kiehutusvesireaktorit on suunniteltu suojarakennuksen paineenalennusjärjestelmillä. Suojarakennus koostuu kahdesta pääosasta - reaktorin kuivakuilusta (dry box) ( englanniksi  dry-well ) ja kuplitussäiliöstä ( englanniksi  wet-well ). Onnettomuudessa, jossa jäähdytysnestettä katoaa suojarakennuksen sisällä, höyry ohjataan visiirien (ohjaimien) avulla vesisäiliöön, jossa se tiivistyy. Lisäksi suojarakennuksessa on vesisuihkujärjestelmiä. Tämän suunnittelun yhteydessä vaipan tilavuudet ovat melko pieniä - noin 1/6 painevesireaktorien "kuivan" vaipan koosta. Lähes kaikki apujärjestelmät sijaitsevat suojarakennuksen ympärillä olevassa rakennuksessa. Tämä rakennus toimii toisen suojarakennuksen roolina ( englanniksi  sekundaarinen suojarakennus ), se ylläpitää heikkoa tyhjiötä [19] [20] [21] .

Useimmissa General Electricin ja sen eri maiden lisenssinhaltijoiden varhaisissa projekteissa on betoninen suojarakennus, jossa on päärynän muotoinen terässisäkuori, joka erottaa kuivalaatikon kuplitussäiliöstä. Skandinaviassa ABB :n yksiköt , esimerkiksi Ruotsissa ja Suomessa ( Olkiluodon ydinvoimala ), on varustettu esijännitetystä teräsbetonista tehdyillä suojakuorilla, joissa on teräsverhous ja jotka on suljettu ylhäältä teräskuvulla. Pohja ja yläosa on vain osittain esijännitetty. Saksassa Kraftwerk Unionin voimayksikötalun perin ne varustettiin teräksisellä puolipallomaisilla suojakuorilla, sitten suunnitteluratkaisut muuttuivat esijännitetystä teräsbetonista valmistettuihin sylinterimäisiin kuoriin, joissa on teräsvuoraus ja lisäsuoja putoavia lentokoneita vastaan ​​yläosassa ( Gundremmingenin ydinvoimalan lohkot B ja C ). General Electricin ja sen luvanhaltijoiden Japanissa ja Taiwanissa rakentamissa parannetuilla kiehutusvesireaktoreilla varustetuissa voimayksiköissä suojarakennus on integroitu reaktorirakennukseen siten, että rakenteen kokonaiskoko pienenee ja seisminen vastustuskyky kasvaa. painopisteen laskun vuoksi [19] [20] [21 ] .

Vedyn kertymisongelman ratkaisemiseksi, joka on paljon akuuttimpi kiehutusvesireaktoreissa vaipan pienemmän koon vuoksi, varhaisessa suojarakennuksen suunnittelussa kuivan reaktorin kuilun täyttäminen inertillä kaasulla (esim. puhtaalla typellä ) ) käytetään, myöhemmissä projekteissa tarjotaan vedyn jälkipolttojärjestelmiä [9] [22] .

Tyypilliset ominaisuudet

Geometria

Tyypillinen vaippa on sylinteri (usein pallomainen paksuus pohjassa), joka on asennettu massiiviselle laatalle ja jonka päällä on esijännitetty betonilaatta, jossa on irrotettava metallikansi reaktoriin pääsyä varten. Sisähalkaisija on yleensä 26, korkeus 35 metriä, parannetuissa kiehutusvesireaktoreissa halkaisija on 3 metriä suurempi 29,5 metrin korkeudessa [23] .

Läpäisemät

Reikiä on noin 100, ja kuljetusluukun alta (suurin reikä painevesireaktorien kuorissa) puuttuu. Henkilöstön lukkojen halkaisija on 2,5 metriä [23] .

Maksimisuunnitteluparametrit onnettomuuden sattuessa

Mitoitusparametrit ovat keskimäärin hieman korkeammat kuin painevesireaktorien vaipat: paine on yleensä 0,6 MPa, lämpötila 170 °C [23] .

Vastakkain

Sisävuori 6…10 mm paksua terästä [23] .

Raskasvesireaktorit

Raskasvesireaktorit tunnetaan yleisesti nimellä CANDU , joka on Kanadan kansallinen painopiste. Kanada on rakentanut näitä reaktoreita myös Etelä-Koreaan, Pakistaniin, Romaniaan, Kiinaan ja Argentiinaan. Toinen osavaltio, jossa tämäntyyppiset reaktorit ovat kansallinen trendi, on Intia. Ne rakensi myös saksalainen Kraftwerk Unionesimerkiksi Atuchan ydinvoimalassa Argentiinassa.

Esimerkki vakiomuotoisesta CANDU-suojarakennuksesta on Pickeringin ydinvoimalan neljä voimayksikköä . Kaikki niiden sylinterimäiset kuoret, jotka sisältävät primääripiirin laitteet ja höyrygeneraattorit, on kytketty erilliseen erityiseen "tyhjiö" rakenteeseen, jonka tilavuus on 82 000 m³, jossa ylläpidetään 0,007 MPa:n tyhjiötä. Onnettomuustilanteessa, jossa paine nousee yhden yksikön suojarakennuksessa, putkilinjan kalvo rikkoutuu ja hätäyksikkö liitetään tyhjiörakenteeseen. Siten ylipaine vapautuu kokonaan alle 30 sekunnissa, vaikka voimayksiköiden hätäjärjestelmät epäonnistuvat. Sekä suojarakennuksessa että tyhjiötilassa on sprinkleri (spray) ja ilmanvaihtojärjestelmät höyryn tiivistämiseksi ja paineen alentamiseksi. Myös tyhjiörakennuksessa on ylimääräinen säiliö, jossa on hätävesihuolto näihin tarkoituksiin. Reaktorin vaipan mitoituspaine on 0,42 MPa tyhjiörakenteella ja 0,19 MPa ilman sitä. Suojarakennukset on valmistettu esijännitetystä teräsbetonista, tyhjiörakenne teräsbetonista. Kuorien sisävuori on valmistettu epoksihartseista ja vinyylipohjaisesta kumista , vahvistettu lasikuidulla , tyhjiörakenne ilman vuorausta. Myöhemmissä projekteissa, esimerkiksi Kanadan ydinvoimalaitoksessa Bruce , kuoret vuorataan teräksellä ja tyhjiörakenteen teräsbetoni on esijännitetty [24] [25] [26] .

Intialaisten reaktorien suojarakennukset ovat kehittyneet eri suuntaan. Toisin kuin kanadalaiset reaktorit, intialaiset verhoukset ovat kaksinkertaisia, ilman sisäistä vuorausta ja kuplitussäiliöllä ilmatiiviissä tilavuudessa. Suojarakennus on jaettu vedenpitävillä väliseinillä kuivalaatikoksi ja kuplitussäiliöksi. Onnettomuuden sattuessa höyry-vesi-seos poistuu kuivalaatikosta ilmanvaihtojärjestelmän kautta kuplitussäiliöön ja tiivistyy. Rajasthanin ydinvoimalan lohkot (käynnistettiin vuonna 1981 ) tulivat ensimmäisinä Intiassa esijännitetystä teräsbetonista (vain kupoli, seinät teräsbetonista). Myöhemmässä projektissa, Madrasin ydinvoimalassa , käytettiin tilavuuksien erotusta kuivalaatikkoon ja kuplituslaitteeseen. Tämän aseman voimayksiköiden suojakotelo on osittain kaksinkertainen, sisävaippa on jännitettyä betonia ja ulkovaippa on monoliittista, raudoittamatonta betonia. Seuraava evoluution vaihe oli Naroran ydinvoimalan suojarakennus , jonka ulkovaippa on valmistettu teräsbetonista. Sitten Kakraparin ydinvoimalassa ulompi kupu tehtiin irrotettavaksi, jotta höyrygeneraattorit voidaan vaihtaa. Tätä mallia on käytetty useissa intialaisissa voimayksiköissä pienin muutoksin [24] .

Muut tyypit

Nopeasti kasvavia reaktoreita on kehitetty ja käytetty useissa maissa (USA, Japani, Iso-Britannia, Ranska, Neuvostoliitto), mutta tällä hetkellä vain maailman ainoa, BN , toimii Belojarskin ydinvoimalassa Venäjällä. Koska tällaisten reaktorien jäähdytysaine on nestemäistä metallia, ei vettä, suojarakennus, betoni tai teräs, on suunniteltu paljon pienemmälle paineelle - 0,05-0,15 MPa [27] .

Kaasujäähdytteiset reaktorit ( Magnox ja AGR ) ovat kansallinen trendi Ison-Britannian reaktoriteollisuudessa. Tällaisissa reaktoreissa ei ole suojakoteloa. Niiden päälaitteisto on integroitu ytimeen esijännitetystä teräsbetonista valmistettuun runkoon, joka siten toimii suojana [27] .

Korkean lämpötilan kaasujäähdytteisiä reaktoreita rakennettiin 60-luvulla, ja kaikki suljettiin 80-luvun lopulla. Yhdysvalloissa General Atomics rakensi useita voimayksiköitä Fort St. Vrainin asemille.ja Peach Bottom . Teräsbetonista valmistetut lieriömäiset kupulliset suojarakennukset, sisällä esijännitetystä teräsbetonista valmistettu reaktori ja päälaitteet. Suunnittelupaine - 0,35 MPa. THTR-300 reaktori toimi SaksassaNukem_ _ilman suojarakennusta, esijännitetystä teräsbetonista valmistetulla sylinterimäisellä reaktorilla [27] .

Neuvostoliitossa rakennetuissa RBMK-reaktoreilla varustetuissa voimayksiköissä suojarakenteita ei käytetty reaktorin suuren koon vuoksi. Suojarakennuksen tehtävänä on reaktorin ympärillä oleva betonilaatikoiden järjestelmä, jossa päälaitteet sijaitsevat, sekä kupliva allas höyryn vapautumista varten hätätilanteessa [27] [28] .

Modernit trendit

Suojarakentamisen nykytrendit suuntautuvat pääosin passiivisten järjestelmien lisääntymiseen, eli sellaisiin, jotka eivät vaadi energialähteitä ja signaalia järjestelmien käynnistämiseksi. Kaikkia hätäjärjestelmiä viimeisen, 3+ sukupolven reaktoreissa kehitettiin aktiivisesti tähän suuntaan. Neljää VVER-1200-konetta ( Novovoronezhskaya NPP-2 ja Leningradskaya NPP-2 ) on tällä hetkellä rakenteilla Venäjällä, neljä AP1000 -konetta ( Westinghouse ) Kiinassa ja neljä EPR :tä.( Areva Siemensin kanssa ) Suomessa, Ranskassa ja Kiinassa. Venäjä on jo käyttänyt uusia ratkaisuja Tianwanin ydinvoimalaitoksen rakentamisessa Kiinassa ja Kudankulamin ydinvoimalaitoksen rakentamisessa Intiassa. Maailmassa on useita muita eri yritysten projekteja, joiden toteutus ei ole vielä alkanut.

Kaikissa uusissa projekteissa suojarakennus on kaksinkertainen, ulkopuolinen suojaamaan ulkoisilta vaikutuksilta ja sisäinen onnettomuuksien paikallistamista varten primääripiirin paineen alenemisen yhteydessä. VVER-1200:ssa ja EPR:ssä ulkovaippa on teräsbetonia, sisävaippa esijännitettyä teräsbetonia. AP1000:ssa sisäkuori on terästä. Kaikissa projekteissa luonnollinen ilmankierto järjestetään sisä- ja ulkokuoren väliin, jos sisäkuoren jäähdyttämiseen sattuu onnettomuus [13] [17] [29] [30] [31] .

Toinen suunta turvallisuuden parantamisessa on suojarakennuksen suojaaminen ydinpolttoaineen sulamisen ja palamisen varalta reaktoriastian läpi. Ensimmäistä kertaa tällainen laite rakennettiin Tianwanin ydinvoimalan suojarakennukseen VVER-1000 :lla (käyttöön otettu vuonna 2007 ) ja otettiin käyttöön VVER-1200:n projekteihin. Venäjän suojarakennuksessa sulaloukku on rakennettu reaktorin alle, sen kotelossa on täyteaine, pääasiassa rauta- ja alumiinioksideista [32] . Täyteaine liukenee polttoainesulaan vähentääkseen sen tilavuusenergian vapautumista ja lisätäkseen lämmönvaihtopintaa, ja vesi täyttää tämän massan erityisiä putkia pitkin [17] . EPR:ssä ansa on järjestetty eri tavalla - kehon läpi palanut sula putoaa kaltevalle pinnalle, joka ohjaa sen virtaamaan vesialtaaseen ja erikoismuotoiltuun jäähdytettyyn metallipohjaan. AP1000: ssa ei ole sulaloukkua , mutta siinä on järjestelmä, joka estää astian palamisen - tällaisen onnettomuuden sattuessa reaktorin kuilu täytetään vedellä, joka jäähdyttää astiaa ulkopuolelta [30] [31 ] .

Tunnettu innovaatio passiivisen turvallisuuden alalla ovat katalyyttiset vetyrekombinaattorit. Ne voidaan asentaa myös jo toimiviin yksiköihin (ne on jo asennettu moniin ydinvoimalaitoksiin ympäri maailmaa), ne sisältyvät uusien projektien pakollisiin elementteihin. Rekombinaattorit ovat pieniä laitteita, jotka asennetaan moniin eri puolille suojarakennusta ja jotka vähentävät vetypitoisuutta onnettomuuksien sattuessa sen vapautuessa. Rekombinaattorit eivät vaadi energianlähteitä ja komentoja käynnistyäkseen - kun pieni vetypitoisuus (0,5–1,0 %) saavutetaan, sen absorptioprosessi alkaa spontaanisti [30] [33] .

Muistiinpanot

  1. ↑ Yleiset määräykset ydinvoimalaitosten turvallisuuden varmistamisesta . Perustermit ja määritelmät
  2. ↑ 1 2 3 4 Suojakuori Arkistokopio päivätty 15. elokuuta 2016 Wayback Machinessa // Venäjän tiedeakatemian atomienergian turvallisen kehittämisen instituutin sanasto
  3. ↑ IAEA:n turvallisuussanasto . Haettu 4. elokuuta 2016. Arkistoitu alkuperäisestä 22. elokuuta 2016.
  4. ↑ 1 2 3 4 Ydineristykset: uusinta tekniikkaa koskeva raportti . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - P. 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. Ydinvoimalaitosten turvallisuus. - Pariisi: EDF -EPN-DSN, 1994. - S. 29-31. — 256 s. — ISBN 2-7240-0090-0 .
  6. ↑ 1 2 Paul Ih-fei Liu. Energia, teknologia ja ympäristö . - New York: ASME , 2005. - P. 165-166. – 275 s. — ISBN 0-7918-0222-1 .
  7. ↑ 1 2 Swarup R., Mishra SN, Jauhari ympäristötieteen ja teknologian varatoimitusjohtaja . - New Delhi: Mittal-julkaisut, 1992. - P. 68-79. — 329 s. — ISBN 81-7099-367-9 .
  8. ↑ Samoilov O. B., Usynin G. B., Bakhmetiev A. M. Ydinvoimalaitosten turvallisuus . - M .: Energoatomizdat , 1989. - S.  26 -27. - 280 s. - ISBN 5-283-03802-5 .
  9. ↑ 1 2 3 4 Jan Beyea, Frank Von Hippel. Reaktorin sulamisen rajoittaminen  // Bulletin of the Atomic Scientists  . - 1982. - Voi. 38 , ei. 7 . - s. 52-59 . — ISSN 0096-3402 .
  10. ↑ Ray Nelson. Manufactured Meltdown  // Popular Science  : aikakauslehti  . - Bonnier Group , 1988. - Voi. 232 , no. 1 . - s. 66-67 . — ISSN 0161-7370 .
  11. ↑ Ydinvoimaloiden standardointi: kevytvesireaktorit . - Washington: Yhdysvaltain hallituksen painotoimisto , 1981. - s. 19-20. - 63 s.
  12. ↑ 1 2 3 Ydineristykset: uusinta tekniikkaa koskeva raportti . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - S. 9-11. - 117 p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  13. ↑ 1 2 Amano RS, Sunden B. Lämpötekniikka sähköjärjestelmissä . - Southampton: WIT Press , 2008. - P. 142-149. — 388 s. - ISBN 978-1-84564-062-0 .
  14. ↑ Anthony V. Nero, jr. Opaskirja ydinreaktoreihin . - Berkeley, Los Angeles, Lontoo: 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. Ytimen kesyttäminen . Neuvostoliiton ydinaseiden ja ydininfrastruktuurin historian sivuja . - Sarov, 2003. - S. 354-356. — 481 s. — ISBN 5 7493 0621 6 . Arkistoitu kopio (linkki ei saatavilla) . Haettu 20. maaliskuuta 2011. Arkistoitu alkuperäisestä 10. heinäkuuta 2007. 
  16. ↑ Charles K. Dodd. Teollinen päätöksenteko ja korkean riskin teknologia: ydinvoimalaitosten sijoittaminen Neuvostoliitossa . — Lanham, Lontoo: 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. Ydinvoimalaitos VVER-tyyppisellä reaktorilla -1000. Toiminnan fyysisistä perusteista projektin kehitykseen . — M. : Logos, 2010. — 604 s. - 1000 kappaletta.  - ISBN 978-5-98704-496-4 .
  18. ↑ 1 2 3 4 5 6 7 Ydineristykset: uusinta tekniikkaa koskeva raportti . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - S. 19-22. - 117 p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  19. ↑ 1 2 Ydineristykset: uusinta tekniikkaa koskeva raportti . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - S. 12-15. - 117 p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  20. ↑ 1 2 M. Ragheb. Suojarakenteet  (englanniksi)  (linkki ei saatavilla) . Illinoisin yliopisto Urbana-Champaignissa (16. maaliskuuta 2011). Haettu 21. maaliskuuta 2011. Arkistoitu alkuperäisestä 15. toukokuuta 2011.
  21. ↑ 1 2 Anthony V. Nero, jr. Opaskirja ydinreaktoreihin . - Berkeley, Los Angeles, Lontoo: University of California Press , 1979. - P. 103-107. — 281 s. - ISBN 0-520-03482-1 .
  22. ↑ George A. Greene. Lämmönsiirto ydinreaktorin turvallisuudessa . - San Diego: Academic Press , 1997. - S. 308. - 357 s. — ISBN 0-12-020029-5 .
  23. ↑ 1 2 3 4 Ydineristykset: uusinta tekniikkaa koskeva raportti . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - s. 24. - 117 s. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  24. ↑ 1 2 Ydineristykset: uusinta tekniikkaa koskeva raportti . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - S. 16-17. - 117 p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  25. ↑ Anthony V. Nero, jr. Opaskirja ydinreaktoreihin . - Berkeley, Los Angeles, Lontoo: University of California Press , 1979. - S. 116. - 281 s. - ISBN 0-520-03482-1 .
  26. ↑ Kanada astuu ydinaikaan: Atomic Energy of Canada Limitedin tekninen historia sen tutkimuslaboratorioista nähtynä . - Kanada: AECL , 1997. - P. 314-318. — 439 s. - ISBN 0-7735-1601-8 .
  27. ↑ 1 2 3 4 Ydineristykset: uusinta tekniikkaa koskeva raportti . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - s. 18. - 117 s. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  28. ↑ Dollezhal N.A. , Emelyanov I.Ya. Kanavan ydinvoimareaktori . - M .: Atomizdat , 1980. - P.  153 -169. - 208 p.
  29. ↑ Alan M. Herbst, George W. Hopley. Ydinenergia nyt: miksi on tullut aika maailman väärinymmärretyimmälle energialähteelle . - New Jersey: John Wiley & Sons , 2007. - S. 150-153. - 229 p. - ISBN 978-0-470-05136-8 .
  30. ↑ 1 2 3 Saito T., Yamashita J., Ishiwatari Y., Oka. Y. Kevytvesireaktoriteknologian kehitys . — New York, Dordrecht, Heidelberg, Lontoo: Springer , 2011. — 295 s. - ISBN 978-1-4419-7100-5 .
  31. ↑ 1 2 AP1000  (englanniksi) . Westinghouse (16. maaliskuuta 2011). Haettu 22. maaliskuuta 2011. Arkistoitu alkuperäisestä 1. helmikuuta 2012.
  32. ↑ Gusarov V. V., Almyashev V. I., Khabensky V. B., Beshta S. V., Granovsky V. S. Uusi toiminnallisten materiaalien luokka ydinreaktorin ydinsulan lokalisointilaitteeseen  // Russian Chemical Journal . - M. , 2005. - Nro 4 . - S. 17-28 .
  33. ↑ Keller V.D. Passiiviset katalyyttiset vetyrekombinaattorit ydinvoimaloihin  // Lämpövoimatekniikka . - M . : MAIK "Nauka / Interperiodika" , 2007. - Nro 3 . - S. 65-68 . — ISSN 0040-3636 .

Kirjallisuus

  Siirry Wikidata-kohteeseen  Sanakirjat ja tietosanakirjat
Bibliografisissa luetteloissa