Lezárt héj

A lezárt héj ( hermetikus burkolat [1] ; védőhéj [2] [3] ; elzárás [2 ] ; hermetikus zóna [2] ; konténment az angol konténmentből [2] ) az erősáramú atomreaktorok passzív biztonsági rendszere , a fő funkciója amelynek célja a radioaktív anyagok környezetbe jutásának megakadályozása súlyos balesetek során. A konténment egy különleges kialakítású, masszív szerkezet, melyben a reaktortelep fő berendezése található . A konténment az atomerőművek építészetileg legjellegzetesebb és biztonsági szempontból legfontosabb épülete , a radioaktív anyagok és az ionizáló sugárzás terjedésének utolsó fizikai gátja [4] [5] [6] .  

Szinte minden, az elmúlt évtizedekben épített erőmű védőburkolattal van felszerelve. Használatuk védelemhez szükséges nagy csővezetékek szakadásával és hűtőfolyadék elvesztésével járó belső balesetek ( eng.  LOCA, Loss-of-Coolant baleset ), valamint külső események esetén: földrengés , szökőár , hurrikánok , tornádók , repülőgép-balesetek , robbanások , rakéták stb. [4] [7] .

A konténment úgy van kialakítva, hogy ellátja funkcióit, figyelembe véve minden lehetséges mechanikai, termikus és kémiai hatást, amely a hűtőfolyadék kiáramlásának és a magolvadásnak az eredménye. A konténment leggyakrabban segédberendezésekkel rendelkezik: lokalizáló biztonsági rendszerek a gőzkondenzációhoz és ezáltal a nyomás csökkentéséhez, speciális szellőzőrendszerek , amelyek szűrőkkel vannak felszerelve a jód , cézium és más hasadási termékek radioaktív izotópjaitól való tisztításhoz [8] [9] .

A reaktor típusától és a konkrét külső fenyegetésektől (például szeizmicitás) függően a konténment kialakítása nagyon eltérő lehet. A legtöbb modern konténment (körülbelül 95%) különböző méretű betonból készült , megerősített vagy feszített héjszerkezet , leggyakrabban hengeres [4] [10] .

A hermetikus burkolat egy összetett szerkezet, amely magában foglalja a nagy méretű , összetett cső- és kábelátvezetések rendszereit is. A konténment speciális műszaki felügyelet alatt áll , működésüket rendszeres teszteléssel és állami szervek általi ellenőrzésekkel . Szigorú követelmények vonatkoznak az anyagokra, a telepítésre, az üzembe helyezésre és az üzemeltetésre [4] [11] .

A világ első konténmentje a Connecticut Yankee atomerőműben ( USA ) épült, amelyet 1968 -ban helyeztek üzembe .

Különbségek reaktortípusok szerint

Nyomás alatti vizes reaktorok

A reaktortelep fő berendezései a nyomás alatti vizes reaktorok konténmentjében találhatók : a reaktor, primerköri keringtető hurkok , főkeringető szivattyúk, gőzfejlesztők , valamint a központi csarnok, a kiégett fűtőelem - medence , a sarki daru , néhány segédrendszer, ill. egyéb felszerelés. Szinte minden használt konténment úgynevezett „száraz” típusú [12] [6] .

A nyomás alatti vizes reaktorok esetében a konténment fontosságát meghatározó fő tényező a primer köri csővezetékek megszakadásával járó nyomásnövekedés miatti terhelés felvételének szükségessége . A konténmentben mindig enyhe vákuumot tartanak fenn, hogy csökkentsék a lökéshullám hatását. A fő segédrendszer egy locsolórendszer , amely a kupola alatti fúvókákból hideg vizet permetez a gőz kondenzálására és ezáltal a nyomás csökkentésére [9] [13] [14] .

A vasbeton és az előfeszített héjak először az USA-ban jelentek meg. Az első, vasbeton a Connecticut Yankee atomerőműben épült, amelyet 1968 -ban helyeztek üzembe . Az előfeszítést először egy atomerőműben használta Robert E. Jinnah( 1969 -ben indult ), de csak részben, függőlegesen a falakban. A falak és a kupola teljes előfeszítését először a Palisades-i atomerőműben alkalmazták ( 1971 -ben üzembe helyezték ). Ezután kezdett egyre szélesebb körben elterjedni az előfeszített vasbeton építési gyakorlat az USA-ban, Kanadában, Japánban, Belgiumban ( Tiange Atomerőmű , 1. blokk, 1975 ), Franciaországban ( Fessenheim Atomerőmű ), 1-2. blokk, 1977 ), Szovjetunió. A szovjet reaktorépületben először a Loviisai Atomerőműben használtak VVER-440 reaktorokat Finnországban (az első blokkot 1977-ben helyezték üzembe ) , majd a Novovoronyezsi Atomerőműtől kezdve (5. blokk, üzembe helyezés 1980-ban) VVER-1000- el a Szovjetunióban épültek , hermetikus kagylókkal [12] [15] .

A nyomás alatti vizes reaktorok konténmentjei nagyok: általában 75 000-100 000 m³, szovjet és orosz projektekben 65 000-67 000 m³. Ilyen nagy térfogat szükséges a baleset során felszabaduló energia érzékeléséhez. A legtöbb esetben 0,5 MPa belső nyomásra tervezték . Két megközelítés létezik:

Más típusok, kivéve a „száraz” konténmentet, nem épültek nyomottvizes reaktorokhoz az elmúlt évtizedekben. Korábban két további típust használtak kis mennyiségben, amelyek kisebbek voltak [12] :

Tipikus jellemzők

Geometria

A konténerek leggyakrabban henger alakúak, félgömb alakú kupolával, amely beton alapon nyugszik.

  • belső átmérője 37-45 méter;
  • fal és kupola vastagsága 0,8-1,3 méter;
  • alapvastagság 1 m-től (kőzet vagy támaszték speciális szerkezeten, mint a VVER-1000 reaktoroknál ) 5 m-ig (nincs elég szilárd talaj az alap alatt, magas szeizmicitás, előfeszített alap);
  • a tipikus kagylók teljes magassága 50-60 méter [18] .

Behatolások

A konténmenten belüli berendezések számos külső segéd- és vészhelyzeti rendszerhez csatlakoznak, így a falakon keresztül kell bevezetni a csővezetékeket, kábeleket, amelyekhez a konténmentben különböző méretű , tömített cső- és kábelátvezetések rendszere biztosított. Átlagosan körülbelül 120. A legnagyobb nyílások a következők: szállítónyílás a berendezések és az üzemanyag be- és kirakodásához  - körülbelül 8 méter átmérőjű; fő- és vészzárak a személyzet áthaladásához - egyenként 3 méter; gőzvezetékek áthatolása  - 1,3 méter [18] .

Maximális tervezési paraméterek baleset esetén

  • a nyomás leggyakrabban 0,5 MPa;
  • a hőmérséklet leggyakrabban 150 °C [18] .

Feszültség és erő

Egy tipikus előfeszített konténment hengeres részének feszültsége normál üzem közben átlagosan 10 MPa érintőirányban és 7 MPa függőleges irányban, ami 40 MPa nagyságrendű vasbeton szilárdságát biztosítja [18] .

Szembenézve

A belső bélés, ha van, leggyakrabban acélból készül, 6 ... 8 mm vastag. A burkolatra van szükség a tömítés javítása és a nagyobb igénybevétellel szembeni ellenállás érdekében [18] .

Anyagfelhasználás

Ezek az értékek nagymértékben változnak a projekttől függően.

Egyhéjú béléssel (körülbelül 900 MW teljesítményű tápegységhez) [18] :

Anyag visszatartás Bázis Teljes
Beton , m³ 8000 5000 13 000
Szerelvények , t 1000 800 1800
Előfeszített acél , t 1000 — 1000
Acél burkolat, t 500 150 650

Kettős héj, bélés nélkül (kb. 1400 MW teljesítményű tápegységhez) [18] :

Anyag Belső héj Külső burok Bázis Teljes
Beton , m³ 12 500 6000 8000 26 500
Szerelvények , t 1150 850 1500 3500
Előfeszített acél , t 1500 — — 1500

Forrásvizes reaktorok

A legtöbb forrásvizes reaktor az Egyesült Államokban, Japánban ( General Electric és engedélyesei, Toshiba és Hitachi ), Svédországban ( ABB ) és Németországban ( Kraftwerk Union ) működik.).

Valamennyi forrásban lévő vizes reaktor konténment nyomáscsökkentő rendszerrel van felszerelve. A konténment két fő részből áll - a reaktor száraz aknájából (dry box) ( angol  dry-well ) és buborékoló tartályból ( angol  wet-well ). A konténmenten belüli hűtőfolyadék elvesztésével járó baleset esetén a gőzt védőburkolatok (vezetők) segítségével a vízzel feltöltött buborékoló tartályba irányítják, ahol lecsapódik. Ezenkívül vannak olyan rendszerek is, amelyek vízpermettel rendelkeznek a konténmentben. Ezzel a kialakítással kapcsolatban a héjak térfogata meglehetősen kicsi - körülbelül 1/6-a a nyomás alatti vizes reaktorok "száraz" héjának méretének. Szinte minden segédrendszer a konténmentet körülvevő épületben található. Ez az épület egy második konténment szerepét tölti be ( angolul  másodlagos konténment ), gyenge vákuumot tart fenn [19] [20] [21] .

A General Electric és a különböző országokban működő engedélyeseinek korai projektjeinek többsége körte alakú acél belső héjjal rendelkezik, amely elválasztja a száraz dobozt a buborékoló tartálytól. Skandináviában az ABB egységei , például Svédországban és Finnországban ( Olkiluoto Atomerőmű ) feszített vasbetonból készült, acélburkolatú, felülről acélkupolával lezárt védőburkolatokkal vannak felszerelve. Az alap és a teteje csak részben van előfeszítve. Németországban a Kraftwerk Union erőművekkezdetben acél félgömb alakú védőhéjazattal szerelték fel, majd a tervezési megoldások feszített vasbeton hengeres héjakra változtak, acél béléssel, és a felső részben további védelemmel a repülőgépek lezuhanása ellen (a Gundremmingeni Atomerőmű B és C blokkjai ). A javított forrásvizes reaktorokkal rendelkező erőművekben , amelyeket a General Electric és engedélyesei Japánban és Tajvanon építenek, a konténment a reaktor épületébe van integrálva oly módon, hogy a szerkezet teljes mérete csökken, és a szeizmikus ellenállás megnő. a tömegközéppont süllyedése miatt [19] [20] [21 ] .

A forrásban lévő vizes reaktorokban a kisebb héjméret miatt sokkal akutabb hidrogén-akkumuláció megoldására a konténmentek korai tervezésénél a száraz reaktoraknát inert gázzal (például tiszta nitrogénnel ) töltötték fel. ) használják, a későbbi projektekben hidrogén utóégető rendszereket biztosítanak [9] [22] .

Tipikus jellemzők

Geometria

Egy tipikus héj egy henger (gyakran gömb alakú vastagodással az alján), amely egy masszív födémre van felszerelve, és a tetején egy feszített betonlap található, levehető fémsapkával a reaktorhoz való hozzáférés érdekében. A belső átmérő általában 26, a magassága 35 méter, a továbbfejlesztett forrásvizes reaktorokban az átmérő 3 méterrel nagyobb, 29,5 méter magasan [23] .

Behatolások

A lyukak száma körülbelül 100, a szállítónyílás alatt (a legnagyobb lyuk a nyomás alatti vizes reaktorok héjában) hiányzik. A személyzeti zárak átmérője 2,5 méter [23] .

Maximális tervezési paraméterek baleset esetén

A tervezési paraméterek átlagosan valamivel magasabbak, mint a túlnyomásos vizes reaktorok köpenyei: a nyomás általában 0,6 MPa, a hőmérséklet 170 °C [23] .

Szembenézve

Belső bélés 6…10 mm vastag acélból [23] .

Nehézvizes reaktorok

A nehézvizes reaktorokat általában CANDU néven ismerik , amely a kanadai nemzeti fókusz. Kanada ezeket a reaktorokat Dél-Koreában, Pakisztánban, Romániában, Kínában és Argentínában is építette. Egy másik állam, ahol az ilyen típusú reaktorok nemzeti trendnek számítanak, India. Ezeket is a német Kraftwerk Unió építette, például az argentin Atucha atomerőműben .

A szabványos CANDU konténment kialakításra példa a Pickering Atomerőmű négy erőforrása . A primerköri berendezést és gőzfejlesztőket tartalmazó összes hengeres héjuk egy különálló, 82 000 m³ térfogatú „vákuum” szerkezethez kapcsolódik, amelyben 0,007 MPa vákuumot tartanak fenn. Abban az esetben, ha az egyik blokk konténmentjében megnövekszik a nyomás, a csővezeték membránja eltörik , és a vészhelyzeti egység a vákuumszerkezethez kapcsolódik. Így a túlnyomás kevesebb, mint 30 másodperc alatt teljesen felszabadul, még akkor is, ha a tápegységek vészhelyzeti rendszerei meghibásodnak. Mind a konténment, mind a vákuumberendezés sprinklerrel (permetezővel) és szellőzőrendszerrel van felszerelve a gőz kondenzálására és a nyomás csökkentésére. Szintén a vákuumépületben van egy további tartály vészhelyzeti vízellátással erre a célra. A reaktorhéjak tervezési nyomása vákuumszerkezettel 0,42 MPa, anélkül pedig 0,19 MPa. A konténmentek feszített vasbetonból, a vákuumszerkezet vasbetonból készülnek. A héjak belső bélése epoxigyanta és vinil alapú gumiból készült , üvegszállal megerősítve , vákuumos szerkezet bélés nélkül. A későbbi projektekben például a kanadai Bruce atomerőműben a héjakat acéllal bélelik, a vákuumszerkezet vasbetonját pedig előfeszítik [24] [25] [26] .

Az indiai reaktorok konténmentjei más irányba fejlődtek. A kanadai reaktorokkal ellentétben az indiai burkolatok kettősek, belső bélés nélkül és hermetikus térfogatú buborékoló tartállyal. A konténment vízálló válaszfalakkal van osztva egy száraz dobozra és egy buborékoló tartályra. Baleset esetén a gőz-víz keverék a szárazdobozból a szellőzőrendszeren keresztül a buborékoló tartályba kerül, és lecsapódik. A radzsasztáni atomerőmű tömbjei ( 1981 -ben indult ) az elsők lettek Indiában feszített vasbetonból (csak a kupola, a falak vasbetonból készültek). Egy későbbi projektben, a Madrasi Atomerőműben a térfogatok szárazdobozba és buborékolóba történő szétválasztását alkalmazták. Az állomás erőgépeinek konténmentje részben kettős, a belső héj feszített betonból, a külső héjazat monolit vasbetonból készült. Az evolúció következő szakasza a Narora atomerőmű elszigetelése volt , amelynek külső héja vasbetonból készült. Ezután a Kakrapar Atomerőműben a külső kupolát eltávolíthatóvá tették, hogy lehetővé tegyék a gőzfejlesztők cseréjét. Ezt a kialakítást számos indiai erőműben alkalmazták kisebb módosításokkal [24] .

Egyéb típusok

Több országban (USA, Japán, Nagy-Britannia, Franciaország, Szovjetunió) fejlesztettek és üzemeltettek gyorstenyésztő reaktorokat , de jelenleg az oroszországi Belojarski atomerőműben a világon egyedüliként, a BN . Mivel az ilyen reaktorokban a hűtőközeg folyékony fém, és nem víz, a konténment, a beton vagy acél, sokkal alacsonyabb nyomásra van kialakítva - 0,05-0,15 MPa [27] .

A gázhűtéses reaktorok ( Magnox és AGR ) a nemzeti trend az Egyesült Királyság reaktoriparában. Az ilyen reaktorok nem rendelkeznek elszigeteléssel. A bennük lévő fő berendezés a maggal egy feszített vasbeton testbe van integrálva, amely így a konténment szerepét tölti be [27] .

A 60-as években magas hőmérsékletű gázhűtéses reaktorokat építettek, és a 80-as évek végére mindegyiket bezárták. Az Egyesült Államokban a General Atomics több erőművet épített a Fort St. Vrain állomásokon.és Peach Bottom . Hengeres vasbeton konténmentek kupolával, belül egy feszített vasbeton reaktor és a fő berendezés. Tervezési nyomás - 0,35 MPa. A THTR-300-as reaktor Németországban üzemeltNukem_ _konténment nélkül, feszített vasbetonból készült hengeres reaktorral [27] .

A Szovjetunióban épített RBMK reaktorokkal felszerelt erőművekben a reaktor nagy mérete miatt nem használtak konténmenteket. A konténment szerepét a reaktor körül kialakított betondobozok rendszere látja el, amelyben a fő berendezés található, valamint egy buborékoló medence vészhelyzet esetén a gőz kibocsátására [27] [28] .

Modern trendek

A konténmentek építésének modern trendjei főként a passzív rendszerek növelésére irányulnak, vagyis olyanokra, amelyekhez nincs szükség energiaforrásra és jelzésre a rendszerek bekapcsolásához. Az utolsó, 3+ generációs reaktorok valamennyi vészhelyzeti rendszerét aktívan ebbe az irányba fejlesztették. Jelenleg négy VVER-1200-as ( Novovoronyezhskaya Atomerőmű-2 és Leningrádi Atomerőmű-2 ) épül Oroszországban, négy AP1000 -es (a Westinghouse -tól ) Kínában és négy EPR .( Areva a Siemensszel ) Finnországban, Franciaországban és Kínában. Oroszország már új megoldásokat alkalmazott a kínai Tianwan és az indiai Kudankulam atomerőmű építésénél . A világon számos más projekt is létezik különböző cégeknél, amelyek megvalósítása még nem kezdődött el.

Minden új projektben a konténment kettős, külső a külső hatások elleni védelem és belső a primer kör nyomáscsökkentésével járó balesetek lokalizálására. A VVER-1200-ban és az EPR-ben a külső héj vasbeton, a belső héj feszített vasbeton. Az AP1000-ben a belső héj acél. Valamennyi projektben a belső és a külső héj között természetes légáramlást szerveznek baleset esetén a belső héj lehűtésére [13] [17] [29] [30] [31] .

A biztonság növelésének másik iránya a konténment védelme a nukleáris üzemanyag megolvadása és a reaktortartályon keresztül történő égése esetén. Először építettek ilyen eszközt a tianwani atomerőmű konténmentjében VVER-1000- vel ( 2007 -ben helyezték üzembe ), és elfogadták a VVER-1200-as projektekhez. Az orosz konténmentekben az olvadékcsapda a reaktor alá van építve, tokjában töltőanyag található, főleg vas- és alumínium -oxidokból [32] . A töltőanyag feloldódik a tüzelőanyag-olvadékban, hogy csökkentse a térfogati energiafelszabadulást és növelje a hőcserélő felületet, és speciális csővezetékeken keresztül víz tölti meg ezt a tömeget [17] . Az EPR-ben a csapda másképpen van megszervezve - a testen átégett olvadék egy ferde felületre esik, amely egy vízmedencébe és egy speciális kialakítású hűtött fém fenékbe irányítja. Az AP1000 -ben nincs olvadékcsapda, de van egy rendszer, amely megakadályozza az edény átégését - ilyen baleset esetén a reaktoraknát vízzel töltik meg, ami kívülről hűti az edényt [30] [31 ] ] .

A passzív biztonság területén jól ismert innováció a katalitikus hidrogén-rekombinátor. Felszerelhetők már működő blokkokra is (a világ számos atomerőművében már fel vannak szerelve), az új projekteknél a kötelező elemkészletbe tartoznak. A rekombinátorok olyan kisméretű eszközök, amelyeket sok helyen telepítenek a konténmentben, és baleset esetén a hidrogénkoncentráció csökkentését biztosítják kibocsátásával. A rekombinátorok bekapcsolásához nincs szükség energiaforrásokra és parancsokra – ha kis hidrogénkoncentrációt (0,5–1,0%) érünk el, a rekombinátorok általi abszorpciója spontán módon megindul [30] [33] .

Jegyzetek

  1. ↑ Általános rendelkezések az atomerőművek biztonságának biztosítására . Alapfogalmak és definíciók
  2. ↑ 1 2 3 4 Védőhéj Archív másolat 2016. augusztus 15-én a Wayback Machine -nél // Az Orosz Tudományos Akadémia Atomenergia Biztonságos Fejlesztési Problémái Intézetének szószedete
  3. ↑ NAÜ biztonsági szójegyzék . Letöltve: 2016. augusztus 4. Az eredetiből archiválva : 2016. augusztus 22.
  4. ↑ 1 2 3 4 Nukleáris elszigetelés: korszerű jelentés . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - P. 1. - 117 p. — 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. Az atomerőművek biztonsága. - Párizs: EDF -EPN-DSN, 1994. - S. 29-31. — 256 p. — ISBN 2-7240-0090-0 .
  6. ↑ 1 2 Paul Ih-fei Liu. Energia, technológia és környezet . - New York: ASME , 2005. - P. 165-166. — 275 p. — ISBN 0-7918-0222-1 .
  7. ↑ 1 2 Swarup R., Mishra SN, Jauhari környezetvédelmi tudományos és technológiai alelnök . - Újdelhi: Mittal kiadványok, 1992. - P. 68-79. — 329 p. — ISBN 81-7099-367-9 .
  8. ↑ Samoilov O. B., Usynin G. B., Bakhmetiev A. M. Az atomerőművek biztonsága . - M .: Energoatomizdat , 1989. - S.  26 -27. — 280 s. - ISBN 5-283-03802-5 .
  9. ↑ 1 2 3 4 Jan Beyea, Frank Von Hippel. A reaktor olvadásának megfékezése  // Bulletin of the Atomic Scientists  . - 1982. - 1. évf. 38 , sz. 7 . - 52-59 . o . — ISSN 0096-3402 .
  10. ↑ Ray Nelson. Manufactured Meltdown  // Népszerű tudomány  : magazin  . - Bonnier Group , 1988. - 1. évf. 232. sz . 1 . - 66-67 . o . — ISSN 0161-7370 .
  11. ↑ Atomerőművek szabványosítása: könnyűvizes reaktorok . - Washington: Egyesült Államok Kormányzati Nyomdahivatala , 1981. - P. 19-20. — 63 p.
  12. ↑ 1 2 3 Nukleáris elszigetelés: korszerű jelentés . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - P. 9-11. — 117p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  13. ↑ 1 2 Amano RS, Sunden B. Hőtechnika az energiarendszerekben . - Southampton: WIT Press , 2008. - P. 142-149. — 388 p. - ISBN 978-1-84564-062-0 .
  14. ↑ Anthony V. Nero, ifj. Útmutató az atomreaktorokhoz . - Berkeley, Los Angeles, London: University of California Press , 1979. - P. 86-92. — 281 p. - ISBN 0-520-03482-1 .
  15. ↑ Andryushin I. A., Chernyshev A. K., Yudin Yu. A. A mag megszelídítése. A Szovjetunió nukleáris fegyvereinek és nukleáris infrastruktúrájának történetének lapjai . - Sarov, 2003. - S. 354-356. — 481 p. — ISBN 5 7493 0621 6 . Archivált másolat (nem elérhető link) . Letöltve: 2011. március 20. Az eredetiből archiválva : 2007. július 10.. 
  16. ↑ Charles K. Dodd. Ipari döntéshozatal és magas kockázatú technológia: atomerőművek elhelyezése a Szovjetunióban . - Lanham, London: Rowman & Littlefield , 1994. - P. 87. - 212 p. — 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. Atomerőmű VVER típusú reaktorral -1000. A működés fizikai alapjaitól a projekt evolúciójáig . — M. : Logosz, 2010. — 604 p. - 1000 példányban.  - ISBN 978-5-98704-496-4 .
  18. ↑ 1 2 3 4 5 6 7 Nukleáris elszigetelés: korszerű jelentés . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - P. 19-22. — 117p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  19. ↑ 1 2 Nukleáris elszigetelés: korszerű jelentés . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - P. 12-15. — 117p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  20. ↑ 1 2 M. Ragheb. Elszigetelő szerkezetek  (angol)  (nem elérhető link) . Illinoisi Egyetem, Urbana–Champaign (2011. március 16.). Letöltve: 2011. március 21. Az eredetiből archiválva : 2011. május 15.
  21. ↑ 1 2 Anthony V. Nero, ifj. Útmutató az atomreaktorokhoz . - Berkeley, Los Angeles, London: University of California Press , 1979. - P. 103-107. — 281 p. - ISBN 0-520-03482-1 .
  22. ↑ George A. Greene. Hőátadás az atomreaktor biztonságában . - San Diego: Academic Press , 1997. - P. 308. - 357 p. — ISBN 0-12-020029-5 .
  23. ↑ 1 2 3 4 Nukleáris elszigetelés: korszerű jelentés . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - P. 24. - 117 p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  24. ↑ 1 2 Nukleáris elszigetelés: korszerű jelentés . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - P. 16-17. — 117p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  25. ↑ Anthony V. Nero, ifj. Útmutató az atomreaktorokhoz . - Berkeley, Los Angeles, London: University of California Press , 1979. - P. 116. - 281 p. - ISBN 0-520-03482-1 .
  26. ↑ Kanada belép a nukleáris korszakba: az Atomic Energy of Canada Limited műszaki története kutatólaboratóriumaiból nézve . - Kanada: AECL , 1997. - P. 314-318. — 439 p. - ISBN 0-7735-1601-8 .
  27. ↑ 1 2 3 4 Nukleáris elszigetelés: korszerű jelentés . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - P. 18. - 117 p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  28. ↑ Dollezhal N.A. , Emelyanov I.Ya. Csatorna atomerőmű reaktor . - M .: Atomizdat , 1980. - P.  153 -169. — 208p.
  29. ↑ Alan M. Herbst, George W. Hopley. Nukleáris energia most: miért jött el az idő a világ leginkább félreértett energiaforrására ? - New Jersey: John Wiley & Sons , 2007. - P. 150-153. — 229 p. - ISBN 978-0-470-05136-8 .
  30. ↑ 1 2 3 Saito T., Yamashita J., Ishiwatari Y., Oka. Y. A könnyűvizes reaktortechnológiák fejlődése . – New York, Dordrecht, Heidelberg, London: Springer , 2011. – 295 p. - ISBN 978-1-4419-7100-5 .
  31. ↑ 1 2 AP1000  (angol) . Westinghouse (2011. március 16.). Letöltve: 2011. március 22. Az eredetiből archiválva : 2012. február 1..
  32. ↑ Gusarov V. V., Almyashev V. I., Khabensky V. B., Beshta S. V., Granovsky V. S. A funkcionális anyagok új osztálya a nukleáris reaktor magolvadékának lokalizálására szolgáló eszközhöz  // Russian Chemical Journal . - M. , 2005. - 4. sz . - S. 17-28 .
  33. ↑ Keller V.D. Passzív katalitikus hidrogén-rekombinátorok atomerőművekhez  // Hőenergia -technika . - M . : MAIK "Nauka / Interperiodika" , 2007. - 3. sz . - S. 65-68 . — ISSN 0040-3636 .

Irodalom

  Ugrás a Wikidata elemre  Szótárak és enciklopédiák
Bibliográfiai katalógusokban