Гермооболонка

Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.
Перейти до: навігація, пошук
Гермооболонка
Containment Building.jpg
Розріз гермооболонки
Технічні характеристики
Робочий тиск max 0,49 МПа (5 кгс/см²)
Робоча температура max 423 К (150 °C)
Сейсмостійкість 9-10 балів
Будівництво та експлуатація
Будівництво першого зразка 1968
Місцезнаходження АЕС Коннектикут Янкі (США)
Перший пуск 1968
Експлуатація до: 1968—?
Блоки АЕС. Країни США, Україна, Росія, Болгарія, Словаччина, Чехія, Вірменія, Угорщина, Іспанія, Франція, Німеччина, Японія, Англія і інші

Гермооболо́нка (герметична оболонка; захисна оболонка; гермозона; контайнмент, від англ. containment) — пасивна система безпеки енергетичних ядерних реакторів, головною функцією якої є запобігання виходу радіоактивних речовин у навколишнє середовище при серйозних аваріях[1].

Загальна характеристика[ред.ред. код]

Гермооболонка — це масивна споруда особливої ​​конструкції, в якій розташовується основне обладнання реакторної установки (РУ). Гермооболонка є найбільш характерною в архітектурному плані і найважливішою з точки зору безпеки спорудою атомних електростанцій, останнім із п'яти фізичних бар'єрів на шляху розповсюдження радіоактивних речовин та іонізуючих випромінювань, і є елементом «Глибоко ешелонованого захисту» [2][3][4].

Глибокоешелонований захист реактора. Фізичні бар'єри

     1 — паливна таблетка;
     2 — оболонка ТВЕЛа;
     3 — границя першого контуру;
     4 — біологічний захист;
     5 — гермооболонка

Глибоко ешелонований захист — сукупність послідовних фізичних бар'єрів на шляху розповсюдження радіоактивних речовин та іонізуючих випромінювань у поєднанні з технічними засобами і організаційними заходами, спрямованими на недопущення відхилень від нормальних умов експлуатації, запобігання аваріям і обмеження їх наслідків.[5]

Практично всі енергоблоки, що будувалися останні кілька десятиліть, оснащені захисними оболонками. Їх застосування необхідно для захисту у разі внутрішньої аварії з розривом великих трубопровідів і втратою теплоносія (англ. LOCA, Loss-of-coolant accident), а також у випадку зовнішніх подій: землетрусів, цунамі, ураганів, смерчій, падінь літаків, вибухів, ракетних ударів тощо[2][6].

Гермооболонка розраховується на виконання своїх функцій з урахуванням всіх можливих механічних, теплових і хімічних впливів, які є наслідком закінчення теплоносія і розплавлення активної зони. Найчастіше гермооболонки мають допоміжне устаткування: локалізуючі системи безпеки для конденсації пари і зниження таким чином тиску, спеціальні вентиляційні системи, які оснащені фільтрами очищення від йоду, цезію та інших продуктів ділення [7][8].

Залежно від типу реактора і специфічних зовнішніх загроз (наприклад, сейсмічності), конструкція гермооболонок може сильно відрізнятися. Більшість сучасних герметичних оболонок (близько 95%) — споруди різного розміру з бетону, армованого або попередньо-напруженого, найчастіше циліндричної форми [2][9].

Герметична оболонка — комплексна структура, до якої входять також системи складних трубних і кабельних проходок великого розміру. За гермооболонками ведуть спеціальний технічний нагляд з регулярними випробуваннями їх функцій з інспекціями державних органів. До матеріалів, монтажу, налагодження та експлуатації висуваються жорсткі вимоги [2][10].

Перша гермооболонка у світі була споруджена на АЕС Коннектикут Янкі(англ.) (США), яка була введена в роботу в 1968 році.

Відмінності за типами реакторів[ред.ред. код]

Водо-водяні реактори[ред.ред. код]

Водо-водяні реактори АЕС різних країн:

Півсферична Гермооболонка німецької АЕС Графенхайнфельд
Рівненська АЕС. В реакторах ВВЕР-1000 гермооболонку оточує споруда з допоміжними системами (оббудова)

В гермооболонках водо-водяних реакторів розташовується основне обладнання реакторної установки: реактор, циркуляційні петлі першого контуру, головні циркуляційні насоси ГЦН, парогенератори; а також центральний зал, басейн витримки відпрацьованого палива, компенсатор об'єму, САОЗ, ІЗП КТ, полярний кран, деякі допоміжні системи та інше обладнання. Майже всі гермооболонки, що використовуються, є так званого «сухого» типу [2][4].

Для водо-водяних реакторів головним чинником, що обумовлює потребу в гермооболонці, є необхідність прийняття навантаження при підвищенні тиску, пов'язаного з розривом трубопровідів першого контуру. У контайнменті завжди підтримується невелике розрідження для пом'якшення дії ударної хвилі. Головною допоміжною системою є спринклерна система, що забезпечує розпилення холодної води з форсунок, які розташовані під куполом, для конденсації пари і зниження, таким чином, тиску [8][11][12].

Залізобетоннні та попередньо-напружені оболонки вперше з'явилися в США. Перша, залізобетонна, була споруджена на АЕС Коннектикут Янкі(англ.), що була введена в експлуатацію в 1968 році. Попереднє напруження оболонки вперше застосоване на АЕС Роберт Е. Джина(англ.) (пуск в 1969 році), але лише часткове, вертикальне в стінах. Повне попереднє напруження стін і купола вперше застосоване на АЕС Палісадес(англ.) (пуск в 1971 році). Потім практика будівництва гермооболонок з попередньо-напруженого залізобетону стала все ширше розповсюджуватися в США, Канаді, Японії, Бельгії (АЕС Тіанж(англ.), блок 1, 1975), Франції (АЕС Фессенхейм(англ.), блоки 1-2, 1977 рік), СРСР. Перше застосування такої гермооболонки в радянському реакторобудуванні — АЕС Ловііса(англ.) з реакторами ВВЕР-440 в Фінляндії (перший блок пущений в 1977 році), потім, починаючи з Нововоронезької АЕС (блок 5, пуск у 1980) в СРСР будувалися блоки з ВВЕР-1000, оснащені гермооболонками [2][13].

Гермооболонки водо-водяних реакторів мають великі розміри: зазвичай об'ємом від 75 000 до 100 000 м³, у радянських проектах — від 65 000 до 67 000 м³. Такий великий об'єм необхідний для сприйняття енергії, що виділяється при аварії. У більшості випадків вони розраховані на внутрішній тиск в 0,5 МПа. Існує два підходи:

  • Одиночна оболонка з внутрішнім металевим облицюванням. Найбільш поширена, використовується в більшості країн, в тому числі у США, Японії, Росії. Має в основному циліндричну форму, для більшості німецьких проектів характерна сталева оболонка напівсферичної форми.
  • Подвійна, часто з великим простором між оболонками, із внутрішнім металевим облицюванням або без нього (так званий «французький» варіант). Зовнішня, ненапружена оболонка для захисту від зовнішніх впливів і внутрішня, попередньо-напружена, для локалізації аварій з розгерметизацією першого контуру. У Франції для реакторів потужністю від 1300 МВт використовуються подвійні оболонки, також вони застосовуються в останніх енергоблоках у Бельгії[6]. Варіант з подвійною гермооболонкою спочатку розглядався і в СРСР для реакторів ВВЕР-1000, однак рішенням голови Держкомітету СРСР з використання атомної енергії Петросянца А. М. був обраний одиночний варіант [14]. У 2000-х роках для нового проекту АЕС-2006 з реакторами ВВЕР-1200 Росія вирішила використовувати подвійну гермооболонку зі сталевим внутрішнім облицюванням. Об'єм внутрішньої оболонки — 65 000 м³, між внутрішньою і зовнішньою оболонками — простір об'ємом 18 000 м³ [15].

Інші види, крім «сухих» гермооболонок, для водо-водяних реакторів останні десятиліття не будуються. Раніше, в малій кількості використовувалося ще два типи, що мали менші розміри [2]:

  • з льодовим конденсатором в межах гермооболонки, який здатний конденсувати пар у разі аварії (наприклад, станції АЕС Секвойя(англ.) і Ватс Бар(англ.) в США) [8];
  • з глибоким розрідженням у гермооболонці, для згладжування різкого впливу та часткової компенсації підвищення тиску при аварії.

Киплячі реактори[ред.ред. код]

Спрощене схематичне зображення енергоблоку з поширеним киплячим реактором General Electric
1 — активна зона з паливом;
5 — басейн витримки відпрацьованого палива;
8 — корпус реактора;
10 — бетонна гермооболонка;
19 — сталева оболонка;
24 — бак-барботер;
39 — стрижні СУЗ

Більшість киплячих реакторів працюють у США, Японії (компанія General Electric і її ліцензіати, Toshiba і Hitachi), Швеції (компанія ABB) і Німеччини (компанія Kraftwerk Union(нім.)).

Всі киплячі реактори проектуються з системами зниження тиску в гермооболонці. Контайнмент складається з двох головних частин — сухої шахти (сухого боксу) реактора (англ. dry-well) і бака-барботера (англ. wet-well). У випадку аварії з втратою теплоносія в межах гермооб'єму, пара направляється за допомогою козирків (напрямних апаратів) в бак-барботер з водою, де відбувається її конденсація. На додаток є також системи з розпиленням води в гермооб'ємі. У зв'язку з такою конструкцією обсяги оболонок досить малі — близько 1/6 розміру від «сухої» оболонки водо-водяних реакторів. Майже всі допоміжні системи розташовуються в будівлі, яка оточує гермооболонку. Ця будівля виконує роль другого контайнмента (англ. secondary containment), в ньому підтримується слабке розрідження[2][12][16].

Більшість перших проектів «General Electric» і її ліцензіатів в різних країнах мають бетонний контайнмент зі сталевою внутрішньою оболонкою грушоподібної форми, яка відділяє сухий бокс від бака-барботера. У Скандинавії, блоки компанії «ABB», наприклад у Швеції та Фінляндії (АЕС Олкілуото(англ.)), оснащені гермооболонки з попередньо-напруженого залізобетону зі сталевою облицюванням, закритого у верхній частині сталевим куполом. Основа і верхня частина попередньо-напружені лише частково. У Німеччині енергоблоки Kraftwerk Union(нім.)) спочатку оснащувалися сталевими напівсферичними гермооболонками, потім проектні рішення змінилися на циліндричні оболонки з попередньо-напруженого залізобетону зі сталевою облицюванням і додатковим захистом від падіння літаків у верхній частини (блоки B і C АЕС Ґундреммінґен(англ.)). У енергоблоках з поліпшеними киплячими реакторами, які будує «General Electric» і його ліцензіати в Японії і Тайвані, гермооблонка інтегрована в будівлю реакторного відділення таким чином, що зменшився загальний розмір споруди і збільшилася сейсмостійкість за рахунок зниження центру ваги [2][12][16].

Важководні реактори[ред.ред. код]

Енергоблок АЕС Пікерінг(англ.), на задньому плані споруда для скидання тиску
АЕС Брюс(англ.), вакуумна споруда ліворуч від енергоблоків

Важководні реактори в основному відомі під назвою CANDU, це канадський національний напрямок. Ці реактори Канада також будувала в Південній Кореї, Пакистані, Румунії, Китаї та Аргентині. Реактори даного напрямку також розбудовує Індія. Будувала їх і німецька Kraftwerk Union, наприклад на АЕС Атуча(англ.) в Аргентині.

Прикладом стандартного для CANDU рішення гермооболонок можуть послужити чотири енергоблоки АЕС Пікерінг(англ.). Всі їх циліндричні оболонки, в яких знаходиться обладнання першого контуру і парогенератори, з'єднані з окремо стоячою спеціальною «вакуумною» спорудою об'ємом 82 000 м ³, у якій підтримується розрідження 0,007 МПа. У випадку аварії з підвищенням тиску в гермооболонці одного з блоків, відбувається розрив мембрани на трубопроводі і аварійний блок з'єднується з вакуумною спорудою. Таким чином надлишковий тиск повністю скидається менш, ніж за 30 секунд, навіть у разі неспрацювання аварійних систем енергоблоків. І гермооболонки, та вакуумні споруди оснащені спринклерними (розпилювальними) та вентиляційними системами для конденсації пари і зниження тиску. Також у вакуумній споруді є додатковий бак з аварійним запасом води для цих цілей. Розрахунковий тиск оболонок реакторів становить 0,42 МПа з вакуумною спорудою і 0,19 МПа без неї. Гермооболонки виконані з попередньо-напруженого залізобетону, вакуумна споруда — з залізобетону. Внутрішнє облицювання оболонок — з гуми на основі епоксидних смол і вінілу, армованої склопластиком, вакуумна споруда без облицювання. У пізніших проектах, наприклад канадської АЕС Брюс(англ.), оболонки облицьовані сталлю, а залізобетон вакуумної споруди попередньо напружений [2][12][17].

Гермооболонки індійських реакторів розвивалися в іншому напрямку. На відміну від канадських реакторів, індійські оболонки подвійні, без внутрішнього облицювання і з баком-барботером в гермооб'ємі. Контайнмент розділений водонепроникними перегородками на сухий бокс і бак-барботер. У випадку аварії пароводяна суміш через вентиляційну систему скидається з сухого боксу в бак-барботер і конденсується. Блок АЕС Раджастан(англ.) (пуск в 1981 році) став першим в Індії з попередньо-напруженого залізобетону (тільки купол, стіни — з залізобетону). У наступному проекті, АЕС Мадрас(англ.), застосовано поділ об'єму оболонки на сухий бокс і барботер. Гермооболонки енергоблоків цієї станції частково подвійні, внутрішня оболонка з попередньо-напруженого, а зовнішня — з монолітного, не армованого бетону. Наступним етапом еволюції стали гермооболонки АЕС Нарора(англ.), в яких зовнішня оболонка виконана із залізобетону. Потім, на АЕС Какрапар(англ.) зовнішній купол був виконаний знімним для можливості заміни парогенераторів. Ця конструкція з невеликими змінами використовувався на безлічі індійських енергоблоків [2].

Інші типи[ред.ред. код]

Енергоблок закритої АЕС Донрей(англ.) (реактор на швидких нейтронах) у Великобританії зі сталевою гермооболонкою

Реактори-розмножувачі на швидких нейтронах були розроблені і функціонували в декількох країнах (США, Японії, Великобританії, Франції, СРСР), однак, зараз працює лише єдиний у світі аналогічний реактор на Білоярській АЕС у Росії. Так як теплоносієм в таких реакторах є рідкий метал, а не вода, гермооболонки, бетонні або сталеві, розраховуються на значно менший тиск — 0,05-0,15 МПа [2].

Газоохолоджувальні реактори Magnox(англ.) і AGR(англ.)) — національний напрямок в реакторобудуванні Великобританії. Такі реактори не мають гермооболонок. Основне обладнання в них інтегроване з активною зоною в корпус з попередньо-напруженого залізобетону, який таким чином грає роль контайнмента [2].

Високотемпературні газоохолоджувальні реактори будувалися в 60-ті роки і всі були закриті до кінця 80-х років. У США компанією General Atomics(англ.) були побудовані кілька енергоблоків станцій Форт-Сент-Врейн(англ.) і Піч-Ботте(англ.). Гермооболонки циліндричної форми із залізобетону c куполом, всередині розміщені реактор з попередньо-напруженого залізобетону і основне устаткування. Розрахунковий тиск — 0,35 МПа. У Німеччині діяв енергоблок THTR-300 компанії Nukem без гермооболонки, з циліндричним реактором з попередньо-напруженого залізобетону[2].

У енергоблоках з реакторами РБМК, які будувалися в СРСР, гермооболонки не використовувалися з-за великих розмірів реакторів. Роль контайнменту виконує система бетонних боксів довкола реактора, в яких є основне устаткування, і басейн-барботер для скидання пари в разі аварійної ситуації [2][18].

Типові характеристики[ред.ред. код]

Спорудження Нововоронезької АЕС-2. На дальньому плані внутрішня гермооболонка з отвором у місці монтування шлюзу для проходу персоналу
Демонтаж контаймента
Гермооболонки Балаковської АЕС

Геометрія Найчастіше гермооболонки мають форму циліндра з напівсферичним куполом, що спирається на бетонну основу.

  • Внутрішній діаметр від 37 до 45 метрів;
  • Товщина стін і купола від 0,8 до 1,3 метра;
  • Товщина основи від 1 м (скельна порода чи опора на спеціальну споруду, як в реакторах ВВЕР-1000) до 5 м (недостатньо твердий ґрунт під основою, висока сейсмічність, попередньо-напружена основа) [2]

Проходки Обладнання всередині гермооболонки пов'язане з численними допоміжними і аварійними системами зовні, тому через стіни необхідний вхід трубопроводів і кабелів, для чого в гермооболонці передбачається система герметичних трубних і кабельних проходок різного розміру. У середньому їх близько 120. Найбільшими отворами є: транспортний люк для завантаження/розвантаження обладнання та палива — діаметр приблизно 8 метрів; основний та аварійний шлюзи для проходу персоналу — по 3 метри; проходки паропроводів — 1,3 метра[2].

Максимальні розрахункові параметри при аварії

  • Тиск частіше всього 0,5 МПа;
  • Температура частіше всього 150 °C[2].

Напруга і міцність У середньому напруження циліндричної частини типового попередньо-напруженого контайнмента при нормальній експлуатації — 10 МПа в тангеціальном напрямку і 7 МПа у вертикальному напрямку, що забезпечує міцність залізобетону в 40 МПа[2].

Облицювання Внутрішнє облицювання, якщо воно є, найчастіше із сталі, товщиною 6—8 мм. Облицювання потрібне для поліпшення герметизації і більшої стійкості до навантажень[2].

Витрата матеріалів Зазначені величини сильно відрізняються в залежності від проекту.

Одиночна оболонка з облицюванням (для енергоблоку потужністю близько 900 МВт)[2]:

Матеріал Контайнмент Підстава Всього
Бетон, м³ 8 000 5 000 13 000
Арматура, т 1 000 800 1 800
Попередньо напружена сталь, т 1 000 1 000
Сталеве облицювання, т 500 150 650

Подвійна оболонка без облицювання (для енергоблоку потужністю близько 1400 МВт)[2]:

Матеріал Внутрішня оболонка Зовнішня оболонка Підстава Всього
Бетон, м³ 12 500 6 000 8 000 26 500
Арматура, т 1 150 850 1 500 3 500
Попередньо напружена сталь, т 1 500 1 500

Сучасні тенденції[ред.ред. код]

Монтаж пастки розплаву на Нововоронезькій АЕС-2

Сучасні тенденції у будові гермооболонок спрямовані, в основному, в бік нарощування пасивних систем, тобто таких, що не вимагають джерел енергії і сигналу на увімкнення. У цьому напрямку активно розвивалися всі аварійні системи в реакторах останнього покоління 3+. В наш час[Коли?] ведеться будівництво чотирьох ВВЕР-1200 (Нововоронезька АЕС-2 і Ленінградська АЕС-2) в Росії, чотирьох AP1000(англ.) (компанія Westinghouse Electric Company(англ.)) в Китаї і двох EPR(англ.) (Areva спільно з Siemens) у Фінляндії та Франції. Росія вже використала нові рішення при будівництві Тяньваньської АЕС в Китаї і АЕС Куданкулам в Індії. Існує й цілий ряд інших проектів різних компаній світу, реалізація яких ще не розпочата.

У всіх нових проектах гермооболонки подвійні, зовнішня для захисту від зовнішніх впливів і внутрішня для локалізації аварій з розгерметизацією першого контуру. У ВВЕР-1200 і EPR зовнішня оболонка із залізобетону, внутрішня з попередньо-напруженого залізобетону. У AP1000 внутрішня оболонка сталева. У всіх проектах між внутрішньою і зовнішньою оболонками в разі аварії організовується природна циркуляція повітря для охолодження внутрішньої оболонки[11][15][19][20][21].

Іншим напрямком у підвищенні безпеки є захист гермооболонки у разі розплавлення ядерного палива та пропалення ним корпусу реактора. Вперше подібний пристрій було споруджено в контайнменті Тяньваньської АЕС з ВВЕР-1000 (пуск в 2007 році) і прийнято для проектів з ВВЕР-1200. У російських гермооболонках під реактором споруджується пастка розплаву, в її корпусі знаходиться наповнювач, в основному з оксидів заліза і алюмінію. Наповнювач розчиняється в розплаві палива для зменшення його об'ємного енерговиділення і збільшення поверхні теплообміну, а вода по спеціальних трубопроводах заливає цю масу. У EPR пастка організована по іншому — розплав, який пропалює корпус, потрапляє на похилу поверхню, котра спрямовує стік в басейн з водою і металевим днищем спеціальної конструкції, яке охолоджується. У AP1000 пастка розплаву відсутня, але передбачена система для запобігання пропалювання корпусу — шахта реактора в разі такої аварії заливається водою, що охолоджує корпус зовні [15][20][21].

Відомим нововведенням в області пасивної безпеки є каталітичні рекомбінатори водню. Їх можна встановлювати і на вже працюють блоках (на багатьох в усьому світі вони вже встановлені), в обов'язковий набір елементів вони входять в нових проектах.

Рекомбінатори — невеликі пристрої, які в великій кількості встановлюються по всьому гермооб'єму і забезпечують зниження концентрації водню при аваріях з його виділенням. Рекомбінатори не вимагають джерел енергії і команд на включення — при досягненні невеликій концентрації водню (0,5-1,0%), процес його поглинання рекомбінаторами починається спонтанно[20][22].

Саркофаг Чорнобильської АЕС[ред.ред. код]

Аварія 26 квітня 1986 року на 4 блоці Чорнобильської АЕС з реактором РБМК-1000, оцінена за шкалою INES найвищим 7-м рівнем і вважається найбільшою за всю історію ядерної енергетики[23][24][25], так і за кількістю загиблих та потерпілих від її наслідків людей, величиною забруднених територій і за економічним збитком.

Після аварії, над зруйнованим енергоблоком до кінця листопада 1986 року побудовано бетонний «саркофаг» — об'єкт «Укриття». Радіоактивні уламки, розкидані територією АЕС і на даху машинного залу були прибрані всередину саркофагу або забетоновані.

Відсутність гермооболонки на реакторах Чорнобильської АЕС як бар'єру на шляху розповсюдження радіоактивних речовин була основною причиною викиду великої кількості радіоактивних матеріалів у навколишнє середовище, в основному у формі цезію-137 та йоду-131[26] і причиною поширення їх на великі території України і Білорусі.

Примітки[ред.ред. код]

  1. Безпека АЕС - Популярно про атомну енергетику // ЕнергоАтом
  2. а б в г д е ж и к л м н п р с т у ф х ц ш щ Nuclear containments: state-of-art report.
  3. Кайоль А., Щапю К., Щоссідон Ф., Кюра Б., Дюонг П., Пелль П., Ріще Ф., Воронін Л. М., Засорін Р. Є., Іванов Є. С., Козенюк А. А., Куваєв Ю. М., Філімонцев Ю. М. Безпека атомних станцій. — 256 с.
  4. а б Paul Ih-fei Liu # v = onepage & q & f = false Energy, technology, and the environment.
  5. «Загальні положення безпеки атомних станцій» ОПБУ-2008
  6. а б Swarup R., Mishra S. N., Jauhari V. P. # v = onepage & q & f = false Environmental Science And Technology.
  7. Самойлов О. Б., Усинін Г. Б., Бахметьєв А. М. Безпека ядерних енергетичних установок. — 280 с.
  8. а б в Jan Beyea, Frank Von Hippel # v = onepage & q & f = false Containment of a reactor meltdown // Bulletin of the Atomic Scientists, (1982).
  9. Ray Nelson # v = onepage & q & f = false Manufactured Meltdown // Popular Science, (1988).
  10. # v = onepage & q & f = false Nuclear powerplant standardization: light water reactors.
  11. а б Amano R.S., Sunden B. # v = onepage & q & f = false Thermal Engineering in Power Systems.
  12. а б в г Anthony V. Nero, jr # v = onepage & q & f = false A Guidebook to Nuclear Reactors.
  13. Андрюшин І. А., Чернишов А. К., Юдін Ю. А. Приборкання ядра. Сторінки історії ядерної зброї і ядерної інфраструктури СРСР. — 481 с.
  14. Charles K. Dodd # v = onepage & q & f = false Industrial decision-making and high-risk technology: siting nuclear power facilities in the USSR.
  15. а б в Андрушечко С. А., Афор А. М., Васильєв Б. Ю., Генералів В. Н., косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Українців В. Ф. АЕС з реактором типу ВВЕР-1000. Від фізичних основ експлуатації до еволюції проекту. — 604 с.
  16. а б M.Ragheb (2011-03-16). «Containment structures» (англійською). University of Illinois at Urbana–Champaign. Процитовано 2011-03-21. 
  17. # v = onepage & q & f = false Canada enters the nuclear age: a technical history of Atomic Energy of Canada Limited as seen from its research laboratories.
  18. Доллежаль Н.А., Ємельянов І.Я. Канальний ядерний енергетичний реактор.
  19. Alan M. Herbst, George W. Hopley {{{Заголовок}}}. — 229 p. — ISBN 978-0-470-05136-8.
  20. а б в Saito T., Yamashita J., Ishiwatari Y., Oka. Y. {{{Заголовок}}}. — 295 p. — ISBN 978-1-4419-7100-5.
  21. а б «AP1000» (англійською). Westinghouse. 2011-03-16. Архів оригіналу за 2012-02-01. Процитовано 2011-03-22. 
  22. Келлер В. Д. Пасивні каталітичні рекомбінатори водню для атомних електростанцій // Теплоенергетика, (2007).
  23. Проект ICRIN (2011). Міжнародний Чорнобильський портал chernobyl.info. Процитовано 2011. 
  24. Международное агентство по атомной энергии (2008). Экологические последствия аварии на Чернобыльской АЭС и их преодоление. Двадцатилетний опыт. Доклад экспертной группы "Экология" Чернобыльского форума. Vienna: IAEA. с. 180. ISBN 978–92–0–409307–0. 
  25. Источники и эффекты ионизирующего излучения. Приложение Д. Эффекты на здоровье вызванные ионизирующим излучением при Чернобыльской аварии. Доклад Научного комитета ООН по действию атомной радиации. Нью Йорк: НКДАР ООН. 2011. с. 174. 
  26. Les accidents dus aux rayonnements ionisants 2007