Înveliș sigilat

Înveliș etanș ( carcasă ermetică [1] ; carcasă de protecție [2] [3] ; reținere [2 ] ; zonă ermetică [2] ; reținere din engleză reținere [2] ) este un sistem de siguranță pasivă al reactoarelor nucleare de putere , principala funcție dintre care este de a preveni eliberarea de substanțe radioactive în mediu în timpul accidentelor grave. Izolarea este o structură masivă cu un design special, care găzduiește echipamentul principal al reactorului . Reținerea este cea mai caracteristică arhitecturală și cea mai importantă clădire a centralelor nucleare din punct de vedere al siguranței , ultima barieră fizică în calea răspândirii materialelor radioactive și a radiațiilor ionizante [4] [5] [6] .  

Aproape toate unitățile de putere construite în ultimele decenii sunt echipate cu carcase de protecție. Utilizarea lor este necesară pentru protecție în cazul unui accident intern cu ruperea conductelor mari și pierderea lichidului de răcire ( ing.  LOCA, Loss-of-coolant accident ), precum și în cazul unor evenimente externe: cutremure , tsunami , uragane , tornade , prăbușiri de avioane , explozii , bătăi de rachete etc. [4] [7] .

Rezervorul este conceput pentru a-și îndeplini funcțiile, ținând cont de toate efectele mecanice, termice și chimice posibile, care sunt rezultatul curgerii lichidului de răcire și al topirii miezului. Cel mai adesea, imobilul dispune de echipamente auxiliare: sisteme de localizare de siguranță pentru condensarea aburului și astfel de reducere a presiunii, sisteme speciale de ventilație dotate cu filtre pentru purificarea de izotopi radioactivi ai iodului , cesiului și a altor produse de fisiune [8] [9] .

În funcție de tipul de reactor și de amenințările externe specifice (de exemplu, seismicitatea), proiectarea izolației poate varia foarte mult. Cele mai multe reținere moderne (aproximativ 95%) sunt structuri înveliș de diferite dimensiuni din beton , armat sau precomprimat , cel mai adesea cilindrice [4] [10] .

Incinta ermetică este o structură complexă, care include și sisteme de pătrunderi complexe de conducte și cabluri de dimensiuni mari. Izolarea este supusă supravegherii tehnice speciale, cu teste periodice ale funcţiilor lor şi inspecţii de către organele de stat . Sunt impuse cerințe stricte privind materialele, instalarea, punerea în funcțiune și funcționarea [4] [11] .

Prima izolare din lume a fost construită la centrala nucleară Connecticut Yankee ( SUA ), care a fost pusă în funcțiune în 1968 .

Diferențele în funcție de tipurile de reactoare

Reactoare cu apă sub presiune

Echipamentele principale ale centralei reactoare sunt amplasate în rezervorul reactoarelor cu apă sub presiune : reactorul, buclele de circulație a circuitului primar , pompele principale de circulație, generatoarele de abur , precum și hala centrală, bazinul de combustibil uzat , macaraua polară , unele sisteme auxiliare și alt echipament. Aproape toate containerele folosite sunt de tipul așa-numitului „uscat” [12] [6] .

Pentru reactoarele cu apă sub presiune, principalul factor care determină importanța izolării este necesitatea de a absorbi sarcina din cauza creșterii presiunii asociate cu ruperea conductelor circuitului primar . Un ușor vid este întotdeauna menținut în izolație pentru a atenua efectul undei de șoc. Sistemul auxiliar principal este un sistem de sprinklere care pulverizează apă rece din duzele de sub dom pentru a condensa aburul și astfel a reduce presiunea [9] [13] [14] .

Betonul armat și carcasele precomprimate au apărut pentru prima dată în SUA. Primul, din beton armat, a fost construit la centrala nucleară Connecticut Yankee , care a fost pusă în funcțiune în 1968 . Precomprimarea a fost folosită pentru prima dată într-o centrală nucleară de Robert E. Jinnah(înființat în 1969 ), dar doar parțial, vertical în pereți. Precomprimarea completă a pereților și a domului a fost aplicată pentru prima dată la centrala nucleară Palisades (dată în funcțiune în 1971 ). Apoi practica izolarea clădirilor din beton armat precomprimat a început să se răspândească din ce în ce mai mult în SUA, Canada, Japonia, Belgia ( Tiange NPP , unit 1, 1975 ), Franța ( Fessenheim NPP )., blocurile 1-2, 1977 ), URSS. Prima utilizare a unei astfel de izolații în clădirea reactorului sovietic a fost CNE Loviisa cu reactoare VVER-440 din Finlanda (prima unitate a fost pusă în funcțiune în 1977 ), apoi, pornind de la CNE Novovoronezh (unitatea 5, pusă în funcțiune în 1980), unități. cu VVER-1000 au fost construite în URSS , echipate cu obuze ermetice [12] [15] .

Reactoarele cu apă sub presiune sunt mari: de obicei, volumul este de la 75.000 la 100.000 m³, în proiectele sovietice și rusești - de la 65.000 la 67.000 m³. Un volum atât de mare este necesar pentru perceperea energiei eliberate în timpul unui accident. În cele mai multe cazuri, acestea sunt proiectate pentru o presiune internă de 0,5 MPa . Există două abordări:

Alte tipuri, cu excepția izolării „uscate”, nu au fost construite pentru reactoare cu apă sub presiune în ultimele decenii. Anterior, încă două tipuri erau folosite în cantități mici, care aveau dimensiuni mai mici [12] :

Caracteristici tipice

Geometrie

Cel mai adesea, reținerile sunt sub forma unui cilindru cu o cupolă semisferică sprijinită pe o bază de beton.

  • diametrul interior de la 37 la 45 de metri;
  • grosimea peretelui și a domului de la 0,8 la 1,3 metri;
  • grosimea bazei de la 1 m (rocă sau suport pe o structură specială, ca în reactoarele VVER-1000 ) până la 5 m (sol insuficient sub bază, seismicitate ridicată, bază pretensionată);
  • înălțimea totală a scoicilor tipice este de 50-60 de metri [18] .

Penetrații

Echipamentul din interiorul imobilului este conectat la numeroase sisteme auxiliare și de urgență în exterior, astfel încât conductele și cablurile trebuie să intre prin pereți, pentru care în izolație este prevăzut un sistem de țevi sigilate și pătrunderi de cabluri de diferite dimensiuni. În medie, sunt aproximativ 120. Cele mai mari deschideri sunt: ​​o trapă de transport pentru echipamente de încărcare/descărcare și combustibil  - un diametru de aproximativ 8 metri; încuietori principale și de urgență pentru trecerea personalului - 3 metri fiecare; pătrunderea conductelor de abur  - 1,3 metri [18] .

Parametri maximi de proiectare in caz de accident

  • presiunea este cel mai adesea de 0,5 MPa;
  • temperatura este cel mai adesea de 150 °C [18] .

Tensiune și forță

În medie , solicitarea părții cilindrice a unei rețineri tipice precomprimate în timpul funcționării normale este de 10 MPa pe direcția tangenţială și de 7 MPa pe direcția verticală, ceea ce asigură rezistența betonului armat de ordinul a 40 MPa [18] .

Confruntare

Căptușeala interioară, dacă există, este cel mai adesea din oțel, grosime de 6 ... 8 mm. Placarea este necesară pentru a îmbunătăți etanșarea și o rezistență mai mare la stres [18] .

Consumul de materiale

Aceste valori variază foarte mult în funcție de proiect.

Carcasă unică cu căptușeală (pentru o unitate de putere cu o capacitate de aproximativ 900 MW) [18] :

Material izolare Baza Total
Beton , m³ 8000 5000 13 000
Fitinguri , t 1000 800 1800
Otel precomprimat , t 1000 — 1000
Placare din oțel, t 500 150 650

Carcasă dublă fără căptușeală (pentru o unitate de putere cu o capacitate de aproximativ 1400 MW) [18] :

Material Înveliș interior Înveliș exterior Baza Total
Beton , m³ 12 500 6000 8000 26 500
Fitinguri , t 1150 850 1500 3500
Otel precomprimat , t 1500 — — 1500

Reactoare cu apă clocotită

Majoritatea reactoarelor cu apă fierbinte funcționează în SUA, Japonia ( General Electric și licențiații săi, Toshiba și Hitachi ), Suedia ( ABB ) și Germania ( Kraftwerk Union ).).

Toate reactoarele cu apă fierbinte sunt proiectate cu sisteme de reducere a presiunii de izolare. Reținerea constă din două părți principale - un puț uscat (cutie uscată) al reactorului ( în engleză  dry-well ) și un rezervor de barbotare ( în engleză  wet-well ). În cazul unui accident cu pierderea lichidului de răcire în interiorul rezervorului, aburul este direcționat prin intermediul unor viziere (ghiduri) către rezervorul de barbotare cu apă, unde se condensează. În plus, există și sisteme cu pulverizare de apă în reținere. În legătură cu acest design, volumele carcaselor sunt destul de mici - aproximativ 1/6 din dimensiunea carcasei „uscate” ale reactoarelor cu apă sub presiune. Aproape toate sistemele auxiliare sunt amplasate în clădirea din jurul imobilului. Această clădire joacă rolul unui al doilea container ( în engleză  secondary containment ), menține un vid slab [19] [20] [21] .

Majoritatea proiectelor timpurii ale General Electric și ale licențiaților săi din diferite țări au un rezervor de beton cu o carcasă interioară din oțel în formă de para care separă cutia uscată de rezervorul de barbotare. În Scandinavia, unitățile ABB , de exemplu în Suedia și Finlanda ( Centrala nucleară Olkiluoto ), sunt echipate cu învelișuri de reținere din beton armat precomprimat cu placare din oțel, închise în partea superioară cu o cupolă de oțel. Baza și partea superioară sunt doar parțial precomprimate. În Germania, unitățile de putere Kraftwerk Unioninițial au fost echipate cu învelișuri semisferice de oțel, apoi soluțiile de proiectare s-au schimbat la învelișuri cilindrice din beton armat precomprimat cu căptușeală de oțel și protecție suplimentară împotriva căderii aeronavelor în partea superioară (blocurile B și C ale CNE Gundremmingen ). În unitățile de putere cu reactoare de apă fierbinte îmbunătățite , care sunt construite de General Electric și deținătorii săi de licență în Japonia și Taiwan, izolarea este integrată în clădirea reactorului astfel încât dimensiunea totală a structurii este redusă și rezistența seismică este crescută. din cauza coborârii centrului de greutate [19] [20] [21 ] .

Pentru a rezolva problema acumulării de hidrogen, care este mult mai acută în reactoarele cu apă fierbinte, datorită dimensiunii mai mici a carcasei, în primele proiecte de reținere, umplerea puțului uscat al reactorului cu un gaz inert (de exemplu, azot pur). ), în proiectele ulterioare sunt prevăzute sisteme de post-ardere cu hidrogen [9] [22] .

Caracteristici tipice

Geometrie

O carcasă tipică este un cilindru (adesea cu o îngroșare sferică în partea de jos) montat pe o placă masivă și acoperit cu o placă de beton precomprimat cu un capac de metal detașabil pentru accesul la reactor. Diametrul interior este de obicei 26, înălțimea este de 35 de metri, în reactoarele cu apă fierbinte îmbunătățite diametrul este cu 3 metri mai mare la 29,5 metri înălțime [23] .

Penetrații

Numărul de găuri este de aproximativ 100, iar sub trapa de transport (cea mai mare gaură din carcasa reactoarelor cu apă sub presiune) lipsește. Încuietorile pentru personal au un diametru de 2,5 metri [23] .

Parametri maximi de proiectare in caz de accident

Parametrii de proiectare sunt în medie puțin mai mari decât cei ai carcasei reactoarelor cu apă sub presiune: presiunea este de obicei de 0,6 MPa, temperatura este de 170 °C [23] .

Confruntare

Căptușeală interioară din oțel cu grosimea de 6…10 mm [23] .

Reactoare cu apă grea

Reactoarele cu apă grea sunt în general cunoscute sub numele CANDU , care este centrul național canadian. Canada a construit aceste reactoare și în Coreea de Sud, Pakistan, România, China și Argentina. Un alt stat în care reactoarele de acest tip sunt o tendință națională este India. Au fost construite și de Uniunea Germană Kraftwerk, de exemplu, la centrala nucleară Atucha din Argentina.

Un exemplu de proiectare standard de izolare CANDU sunt cele patru unități de alimentare ale centralei nucleare Pickering . Toate carcasele lor cilindrice, care conțin echipamentele circuitului primar și generatoarele de abur, sunt conectate la o structură specială separată „vid” cu un volum de 82.000 m³, în care se menține un vid de 0,007 MPa. În cazul unui accident cu creșterea presiunii în reținerea uneia dintre unități, membrana de pe conductă se rupe , iar unitatea de urgență este conectată la structura de vid. Astfel, excesul de presiune este eliberat complet în mai puțin de 30 de secunde, chiar dacă sistemele de urgență ale unităților de alimentare defectează. Atât instalația de izolare, cât și cea de vid sunt echipate cu sprinklere (spray) și sisteme de ventilație pentru a condensa aburul și a reduce presiunea. De asemenea, în clădirea cu vid există un rezervor suplimentar cu o alimentare de urgență cu apă în aceste scopuri. Presiunea de proiectare a carcaselor reactorului este de 0,42 MPa cu o structură de vid și 0,19 MPa fără aceasta. Continerile sunt din beton armat precomprimat, structura in vid este din beton armat. Căptușeala interioară a carcasei este realizată din cauciuc pe bază de rășini epoxidice și vinil , întărită cu fibră de sticlă , construcție în vid fără căptușeală. În proiectele ulterioare, de exemplu, centrala nucleară canadiană Bruce , carcasele sunt căptușite cu oțel, iar betonul armat al structurii în vid este precomprimat [24] [25] [26] .

Sistemele de izolare ale reactoarelor indiene au evoluat într-o direcție diferită. Spre deosebire de reactoarele canadiene, placarile indiene sunt duble, fara captuseala interioara si cu un rezervor de barbotare in volum ermetic. Reținerea este împărțită prin pereți despărțitori impermeabili într-o cutie uscată și un rezervor de barbotare. În cazul unui accident, amestecul de abur-apă este evacuat din cutia uscată în rezervorul de barbotare prin sistemul de ventilație și condensează. Blocurile centralei nucleare Rajasthan (lansate în 1981 ) au devenit primele din India din beton armat precomprimat (doar cupola, pereții sunt din beton armat). Într-un proiect ulterior, Centrala Nucleară Madras , a fost aplicată separarea volumelor într-o cutie uscată și un barbotator. Reținerea unităților de putere ale acestei stații este parțial dublă, carcasa interioară este din beton precomprimat, iar carcasa exterioară din beton monolit, nearmat. Următoarea etapă de evoluție a fost izolarea centralei nucleare Narora , în care carcasa exterioară este realizată din beton armat. Apoi, la CNE Kakrapar, cupola exterioară a fost făcută detașabilă pentru a permite înlocuirea generatoarelor de abur. Acest design a fost utilizat într-un număr de unități de putere indiene cu modificări minore [24] .

Alte tipuri

Reactoarele de reproducere rapidă au fost dezvoltate și operate în mai multe țări (SUA, Japonia, Marea Britanie, Franța, URSS), dar în momentul de față doar singurul din lume, BN , funcționează la CNE Beloyarsk din Rusia. Deoarece lichidul de răcire din astfel de reactoare este metal lichid, și nu apă, rezervorul, beton sau oțel, este proiectat pentru o presiune mult mai mică - 0,05-0,15 MPa [27] .

Reactoarele răcite cu gaz ( Magnox și AGR ) sunt tendința națională în industria reactoarelor din Marea Britanie. Astfel de reactoare nu au izolare. Echipamentul principal din acestea este integrat cu miezul într-un corp din beton armat precomprimat, care joacă astfel rolul de reținere [27] .

Reactoarele răcite cu gaz la temperatură înaltă au fost construite în anii '60 și toate au fost închise până la sfârșitul anilor '80. În Statele Unite, General Atomics a construit mai multe unități de putere ale stațiilor Fort St. Vrain.și Peach Bottom . Contineri cilindrice din beton armat cu cupola, in interior se afla un reactor din beton armat precomprimat si echipamentul principal. Presiunea de proiectare - 0,35 MPa. Reactorul THTR-300 operat în GermaniaNukem _fără reținere, cu reactor cilindric din beton armat precomprimat [27] .

În unitățile de putere cu reactoare RBMK , care au fost construite în URSS, nu s-au folosit reținere din cauza dimensiunii mari a reactorului. Rolul de reținere este îndeplinit de un sistem de cutii de beton în jurul reactorului, în care se află echipamentul principal, și un bazin cu barbotare pentru eliberarea aburului în caz de urgență [27] [28] .

Tendințe moderne

Tendințele moderne în construcția de izolații sunt îndreptate în principal către creșterea sistemelor pasive, adică cele care nu necesită surse de energie și semnal pentru pornirea sistemelor. Toate sistemele de urgență din reactoarele din ultima generație 3+ au fost dezvoltate activ în această direcție. Patru VVER-1200 ( Novovoronezhskaya NPP-2 și Leningradskaya NPP-2 ) sunt în prezent în construcție în Rusia, patru AP1000 (de Westinghouse ) în China și patru EPR( Areva cu Siemens ) în Finlanda, Franța și China. Rusia a folosit deja soluții noi în construcția CNE Tianwan din China și CNE Kudankulam în India. Există o serie de alte proiecte ale diferitelor companii din lume, a căror implementare nu a început încă.

În toate proiectele noi, reținerea este dublă, externă pentru protecție împotriva influențelor externe și internă pentru localizarea accidentelor cu depresurizarea circuitului primar. În VVER-1200 și EPR, carcasa exterioară este din beton armat, carcasa interioară este din beton armat precomprimat. În AP1000, carcasa interioară este din oțel. În toate proiectele, circulația naturală a aerului este organizată între carcasa interioară și exterioară în caz de accident pentru răcirea carcasei interioare [13] [17] [29] [30] [31] .

O altă direcție de îmbunătățire a siguranței este protecția izolației în cazul topirii și arderii combustibilului nuclear prin vasul reactorului. Pentru prima dată, un astfel de dispozitiv a fost construit în izolarea centralei nucleare Tianwan cu VVER-1000 (dat în funcțiune în 2007 ) și acceptat pentru proiecte cu VVER-1200. În reținerile rusești, capcana de topire este construită sub reactor, în cazul acestuia existând o umplutură, în principal din oxizi de fier și aluminiu [32] . Umplutura se dizolvă în topitura combustibilului pentru a reduce eliberarea sa volumetrică de energie și pentru a crește suprafața de schimb de căldură, iar apa umple această masă prin conducte speciale [17] . În EPR, capcana este organizată diferit - topitura care a ars prin corp cade pe o suprafață înclinată care o direcționează să se scurgă într-un bazin de apă și un fund metalic răcit cu un design special. Nu există capcană de topire în AP1000 , dar este prevăzut un sistem pentru a preveni arderea vasului - în cazul unui astfel de accident, puțul reactorului este umplut cu apă, care răcește vasul din exterior [30] [31 ]. ] .

O inovație binecunoscută în domeniul siguranței pasive sunt recombinatoarele catalitice cu hidrogen. Ele pot fi instalate și pe unități deja în funcțiune (sunt deja instalate la multe centrale nucleare din întreaga lume), sunt incluse în setul obligatoriu de elemente în proiecte noi. Recombinatoarele sunt dispozitive mici care sunt instalate în multe din întregul izolator și asigură o reducere a concentrației de hidrogen în cazul unor accidente cu eliberarea acestuia. Recombinatoarele nu necesită surse de energie și comenzi pentru a porni - când se atinge o concentrație mică de hidrogen (0,5–1,0%), procesul de absorbție a acestuia de către recombinatoare începe spontan [30] [33] .

Note

  1. ↑ Prevederi generale pentru asigurarea securității centralelor nucleare . Termeni și definiții de bază
  2. ↑ 1 2 3 4 Înveliș de protecție Copie de arhivă din 15 august 2016 la Wayback Machine // Glosar al Institutului pentru problemele dezvoltării în siguranță a energiei atomice al Academiei Ruse de Științe
  3. ↑ Glosarul de siguranță al AIEA . Preluat la 4 august 2016. Arhivat din original la 22 august 2016.
  4. ↑ 1 2 3 4 Contineri nucleare: raport de ultimă generație . - 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. Siguranța centralelor nucleare. - Paris: EDF -EPN-DSN, 1994. - S. 29-31. — 256 p. — ISBN 2-7240-0090-0 .
  6. ↑ 1 2 Paul Ih-fei Liu. Energie, tehnologie și mediu . - New York: ASME , 2005. - P. 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. - P. 68-79. — 329 p. — ISBN 81-7099-367-9 .
  8. ↑ Samoilov O. B., Usynin G. B., Bakhmetiev A. M. Siguranța centralelor nucleare . - M .: Energoatomizdat , 1989. - S.  26 -27. — 280 s. - ISBN 5-283-03802-5 .
  9. ↑ 1 2 3 4 Jan Beyea, Frank Von Hippel. Limitarea topirii unui reactor  // Bulletin of the Atomic Scientists  . - 1982. - Vol. 38 , nr. 7 . - P. 52-59 . — ISSN 0096-3402 .
  10. ↑ Ray Nelson. Manufactured Meltdown  // Popular Science  : revistă  . - Bonnier Group , 1988. - Vol. 232 , nr. 1 . - P. 66-67 . — ISSN 0161-7370 .
  11. ↑ Standardizarea centralelor nucleare: reactoare cu apă ușoară . - Washington: Imprimeria Guvernului Statelor Unite , 1981. - P. 19-20. — 63p.
  12. ↑ 1 2 3 Contineri nucleare: raport de ultimă generație . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - P. 9-11. — 117p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  13. ↑ 1 2 Amano RS, Sunden B. Thermal Engineering in Power Systems . - Southampton: WIT Press , 2008. - P. 142-149. — 388 p. - ISBN 978-1-84564-062-0 .
  14. ↑ Anthony V. Nero, jr. Un ghid al reactoarelor nucleare . - Berkeley, Los Angeles, Londra: 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. Îmblanzirea nucleului. Pagini din Istoria armelor nucleare și a infrastructurii nucleare a URSS . - Sarov, 2003. - S. 354-356. — 481 p. — ISBN 5 7493 0621 6 . Copie arhivată (link indisponibil) . Preluat la 20 martie 2011. Arhivat din original la 10 iulie 2007. 
  16. ↑ Charles K. Dodd. Luare a deciziilor industriale și tehnologie cu risc ridicat: amplasarea centralelor nucleare în URSS . — Lanham, Londra: 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. Centrală nucleară cu un reactor de tip VVER -1000. De la bazele fizice de funcționare până la evoluția proiectului . — M. : Logos, 2010. — 604 p. - 1000 de exemplare.  - ISBN 978-5-98704-496-4 .
  18. ↑ 1 2 3 4 5 6 7 Contineri nucleare: raport de ultimă generație . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - P. 19-22. — 117p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  19. ↑ 1 2 Contineri nucleare: raport de ultimă generație . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - P. 12-15. — 117p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  20. ↑ 1 2 M. Ragheb. Structuri de izolare  (în engleză)  (link indisponibil) . Universitatea din Illinois din Urbana–Champaign (16 martie 2011). Preluat la 21 martie 2011. Arhivat din original la 15 mai 2011.
  21. ↑ 1 2 Anthony V. Nero, jr. Un ghid al reactoarelor nucleare . - Berkeley, Los Angeles, Londra: University of California Press , 1979. - P. 103-107. — 281 p. - ISBN 0-520-03482-1 .
  22. ↑ George A. Greene. Transferul de căldură în siguranța reactorului nuclear . - San Diego: Academic Press , 1997. - P. 308. - 357 p. — ISBN 0-12-020029-5 .
  23. ↑ 1 2 3 4 Contineri nucleare: raport de ultimă generație . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - P. 24. - 117 p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  24. ↑ 1 2 Contineri nucleare: raport de ultimă generație . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - P. 16-17. — 117p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  25. ↑ Anthony V. Nero, jr. Un ghid al reactoarelor nucleare . - Berkeley, Los Angeles, Londra: University of California Press , 1979. - P. 116. - 281 p. - ISBN 0-520-03482-1 .
  26. ↑ Canada intră în era nucleară: o istorie tehnică a Atomic Energy of Canada Limited, așa cum se vede din laboratoarele sale de cercetare . - Canada: AECL , 1997. - P. 314-318. — 439 p. - ISBN 0-7735-1601-8 .
  27. ↑ 1 2 3 4 Contineri nucleare: raport de ultimă generație . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - P. 18. - 117 p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
  28. ↑ Dollezhal N.A. , Emelyanov I.Ya. Reactorul nuclear de canal . - M .: Atomizdat , 1980. - P.  153 -169. — 208p.
  29. ↑ Alan M. Herbst, George W. Hopley. Energia nucleară acum: de ce a venit momentul pentru cea mai neînțeleasă sursă de energie din lume . - New Jersey: John Wiley & Sons , 2007. - P. 150-153. — 229p. - ISBN 978-0-470-05136-8 .
  30. ↑ 1 2 3 Saito T., Yamashita J., Ishiwatari Y., Oka. Y. Progrese în tehnologiile reactoarelor cu apă ușoară . — New York, Dordrecht, Heidelberg, Londra: Springer , 2011. — 295 p. - ISBN 978-1-4419-7100-5 .
  31. ↑ 1 2 AP1000  (engleză) . Westinghouse (16 martie 2011). Preluat la 22 martie 2011. Arhivat din original la 1 februarie 2012.
  32. ↑ Gusarov V. V., Almyashev V. I., Khabensky V. B., Beshta S. V., Granovsky V. S. O nouă clasă de materiale funcționale pentru dispozitivul de localizare a topiturii miezului unui reactor nuclear  // Russian Chemical Journal . - M. , 2005. - Nr. 4 . - S. 17-28 .
  33. ↑ Keller V.D. Recombinere catalitice pasive de hidrogen pentru centrale nucleare  // Inginerie termică . - M . : MAIK "Nauka / Interperiodika" , 2007. - Nr. 3 . - S. 65-68 . — ISSN 0040-3636 .

Literatură

  Accesați articolul Wikidata  Dicționare și enciclopedii
În cataloagele bibliografice