Kärnreaktor

Kärnreaktor (atomreaktor)  - en anordning utformad för att organisera en kontrollerad, självförsörjande kedjereaktion av fission , som alltid åtföljs av frigörande av energi.

Den första kärnreaktorn byggdes och sjösattes i december 1942 i USA under ledning av E. Fermi . Den första reaktorn som byggdes utanför USA var ZEEP , som sjösattes i Kanada den 5 september 1945 [1] . I Europa var den första kärnreaktorn F-1- installationen , som lanserades den 25 december 1946 i Moskva under ledning av I. V. Kurchatov [2] . År 1978 var ett hundratal kärnreaktorer av olika slag redan i drift i världen.

Historik

Nazitysklands teoretiska grupp " uranprojekt " , som arbetar i Kaiser Wilhelm Society , leddes av Weizsäcker , men endast nominellt. Den faktiska ledaren var Heisenberg , som utvecklade de teoretiska grunderna för en kedjereaktion, medan Weizsacker, med en grupp deltagare, fokuserade på att skapa en "uranmaskin" - den första reaktorn. På senvåren 1940 genomförde en av gruppens forskare - Harteck  - det första experimentet med ett försök att skapa en kedjereaktion med uranoxid och en solid grafitmoderator. Det tillgängliga klyvbara materialet var dock inte tillräckligt för att uppnå detta mål. År 1941, vid universitetet i Leipzig, byggde Döpel , en medlem av Heisenberg- gruppen , ett stativ med en tungvattenmoderator, i experiment där det i maj 1942 var möjligt att producera neutroner utöver deras absorption . En fullvärdig kedjereaktion uppnåddes av tyska forskare i februari 1945 i ett experiment som utfördes i en gruva i närheten av Haigerloch . Men några veckor senare upphörde Tysklands kärnkraftsprogram att existera [3] [4] .

Kedjereaktionen av kärnklyvning (kort kedjereaktion) utfördes först i december 1942 . En grupp fysiker vid University of Chicago, ledd av E. Fermi , skapade världens första kärnreaktor, kallad " Chicago Pile " ( Chicago Pile-1 , CP-1 ). Den bestod av grafitblock , mellan vilka det placerades kulor av naturligt uran och dess dioxid . Snabba neutroner som uppstår efter klyvningen av 235 U -kärnor bromsades av grafit till termiska energier och orsakade sedan ny kärnklyvning. Reaktorer som СР-1, där huvuddelen av klyvningar sker under inverkan av termiska neutroner , kallas termiska neutronreaktorer . De innehåller mycket moderator jämfört med kärnbränsle.

I Sovjetunionen utfördes teoretiska och experimentella studier av funktionerna i start, drift och kontroll av reaktorer av en grupp fysiker och ingenjörer under ledning av akademiker I. V. Kurchatov . Den första sovjetiska F-1- reaktorn byggdes vid laboratorium nr 2 vid USSR Academy of Sciences ( Moskva ). Denna reaktor försattes i kritiskt tillstånd den 25 december 1946 . F-1-reaktorn var sammansatt av grafitblock och hade formen av en kula med en diameter på cirka 7,5 m. I den centrala delen av kulan med en diameter på 6 m placerades uranstavar genom hål i grafitblocken. F-1-reaktorn, liksom CP-1-reaktorn, hade inget kylsystem, så den fungerade på mycket låga effektnivåer. Resultaten av forskningen vid F-1-reaktorn blev grunden för projekt för mer komplexa industriella reaktorer. 1948 togs I-1-reaktorn i drift (enligt andra källor kallades den A-1 ) för produktion av plutonium , och den 27 juni 1954, världens första kärnkraftverk med en elektrisk effekt på 5 MW togs i drift i staden Obninsk .

Se även : Generationer av kärnreaktorer

Enhet och funktionsprincip

Energifrigöringsmekanism

Omvandlingen av ett ämne åtföljs av frigöring av fri energi endast om ämnet har en energireserv. Det senare innebär att ämnets mikropartiklar befinner sig i ett tillstånd med en viloenergi som är större än i ett annat möjligt tillstånd, vars övergång finns. Spontan övergång förhindras alltid av en energibarriär , för att övervinna vilken mikropartikeln måste ta emot en viss mängd energi från utsidan - excitationsenergin. Den exoenergetiska reaktionen består i att i omvandlingen efter excitationen frigörs mer energi än vad som krävs för att excitera processen. Det finns två sätt att övervinna energibarriären: antingen på grund av den kinetiska energin hos de kolliderande partiklarna, eller på grund av den anslutande partikelns bindningsenergi .

Om vi ​​tänker på de makroskopiska skalorna för energifrisättningen, så måste den kinetiska energin som är nödvändig för exciteringen av reaktioner ha alla eller till en början åtminstone några av partiklarna i ämnet. Detta kan endast uppnås genom att höja mediets temperatur till ett värde vid vilket energin för termisk rörelse närmar sig värdet för energitröskeln som begränsar processens förlopp. När det gäller molekylära omvandlingar, det vill säga kemiska reaktioner, är en sådan ökning vanligtvis hundratals kelvin , medan den i fallet med kärnreaktioner är minst 10 7 K på grund av den mycket höga höjden av Coulomb-barriärerna för kolliderande kärnor. Termisk excitation av kärnreaktioner har utförts i praktiken endast i syntesen av de lättaste kärnorna, där Coulomb-barriärerna är minimala ( termonukleär fusion ).

Excitering av de sammanfogande partiklarna kräver inte en stor kinetisk energi och beror därför inte på mediets temperatur, eftersom den uppstår på grund av oanvända bindningar som är inneboende i partiklarna av attraktionskrafter. Men å andra sidan är själva partiklarna nödvändiga för att excitera reaktionerna. Och om vi återigen inte har en separat reaktionshandling i åtanke, utan produktionen av energi i makroskopisk skala, så är detta endast möjligt när en kedjereaktion inträffar. Det senare uppstår när de partiklar som exciterar reaktionen återuppstår som produkter av en exoenergetisk reaktion.

Konstruktion

Varje kärnreaktor består av följande delar:

Fysiska principer för drift

Det nuvarande tillståndet för en kärnreaktor kan karakteriseras av den effektiva neutronmultiplikationsfaktorn k eller reaktiviteten ρ , som är relaterade av följande förhållande:

Dessa värden kännetecknas av följande värden:

Kärnreaktorns kritiska tillstånd:

, var

Omvandlingen av multiplikationsfaktorn till enhet uppnås genom att balansera multiplikationen av neutroner med deras förluster. Det finns faktiskt två orsaker till förluster: fångst utan fission och läckage av neutroner utanför avelsmediet.

För att minska neutronläckaget ges kärnan en sfärisk eller nära sfärisk form, till exempel en kort cylinder eller en kub, eftersom dessa figurer har det minsta förhållandet mellan ytarea och volym.

Implementeringen av en kontrollerad kedjereaktion av kärnklyvning är möjlig under vissa förhållanden. I processen för klyvning av bränslekärnor uppträder snabba neutroner, som bildas omedelbart i ögonblicket för kärnklyvning, och fördröjda neutroner, som emitteras av klyvningsfragment i processen för deras radioaktiva sönderfall. Livslängden för promptneutroner är mycket kort, därför kan inte ens moderna system och reaktorstyrningsanläggningar upprätthålla den nödvändiga neutronmultiplikationsfaktorn endast på grund av prompta neutroner. Livslängden för fördröjda neutroner är från 0,1 till 10 sekunder. På grund av den betydande livslängden för fördröjda neutroner, lyckas styrsystemet flytta absorbatorstavarna och därigenom bibehålla den nödvändiga neutronmultiplikationsfaktorn (reaktivitet).

Förhållandet mellan antalet fördröjda neutroner som orsakade en klyvningsreaktion i en given generation och det totala antalet neutroner som orsakade en klyvningsreaktion i en given generation kallas den effektiva andelen av fördröjda neutroner - β eff . Följande scenarier för utveckling av en fissionskedjereaktion är således möjliga:

  1. ρ < 0, k < 1 — reaktorn är subkritisk, reaktionsintensiteten minskar, reaktoreffekten minskar;
  2. ρ = 0, k = 1 - reaktorn är kritisk, reaktionsintensiteten och reaktoreffekten är konstanta;
  3. ρ > 0, k > 1 — reaktorn är superkritisk, reaktionens intensitet och reaktorns effekt ökar.

I det senare fallet är två fundamentalt olika tillstånd av en superkritisk reaktor möjliga:

Uppenbarligen, eftersom det i en ändlig volym, i motsats till en oändlig, sker en förlust av neutroner på grund av läckage. Därför, om i ett ämne av någon sammansättning , är en självuppehållande kedjereaktion omöjlig både i en oändlig och i vilken ändlig volym som helst. Bestämmer alltså mediets grundläggande förmåga att multiplicera neutroner.

för termiska reaktorer kan bestämmas av den så kallade "formeln med 4 faktorer":

, var

Volymerna hos moderna kraftreaktorer kan nå hundratals m³ och bestäms huvudsakligen inte av kritiska förhållanden, utan av möjligheterna att avlägsna värme.

Den kritiska volymen av en kärnreaktor är volymen av reaktorhärden i ett kritiskt tillstånd. Kritisk massa  - massan av det klyvbara materialet i reaktorn, som är i ett kritiskt tillstånd.

Reaktorer som drivs av vattenlösningar av salter av rena klyvbara isotoper med en vattenneutronreflektor har den lägsta kritiska massan. För 235 U är denna massa 0,8 kg, för 239 Pu är den 0,5 kg och för 251 Cf är den 0,01 kg [5] . Det är dock allmänt känt att den kritiska massan för LOPO-reaktorn (världens första anrikade uranreaktor), som hade en berylliumoxidreflektor, var 0,565 kg [6] , trots att anrikningsgraden i 235-isotopen. var bara något mer än 14 %. En reaktordesign föreslogs för 242m Am-isomeren, där den kritiska massan är cirka 20 g vid en anrikning av denna isomer över 95 % [7] .

För att starta en kedjereaktion produceras vanligtvis tillräckligt med neutroner under den spontana klyvningen av urankärnor. Det är också möjligt att använda en extern neutronkälla för att starta reaktorn, till exempel en blandning av Ra ​​och Be , 252 Cf eller andra ämnen.

Jodgrop

Jodgrop, eller xenonförgiftning, är tillståndet i en kärnreaktor efter att den har stängts, kännetecknad av ackumuleringen av den kortlivade xenonisotopen 135 Xe , som är en sönderfallsprodukt av jod-135 isotopen (vilket är anledningen till att denna process fick sitt namn). Det höga tvärsnittet för termisk neutroninfångning av xenon-135 leder till det tillfälliga uppkomsten av betydande negativ reaktivitet , vilket i sin tur gör det svårt att få reaktorn till dess designkapacitet under en viss period (ca 1-2 dagar) efter avstängningen av reaktorn.

Klassificering

Efter överenskommelse

På grund av deras användning är kärnreaktorer indelade i [8] [9] [10] :

Ofta används reaktorer för att lösa två eller flera olika uppgifter, i vilket fall de kallas för multi-purpose . Till exempel var vissa kraftreaktorer, särskilt i början av kärnkraften, främst avsedda för experiment. Snabba neutronreaktorer kan vara både kraftgenererande och producerande isotoper på samma gång. Industriella reaktorer genererar, utöver sin huvuduppgift, ofta elektrisk och termisk energi.

Enligt neutronspektrumet

Genom att placera bränsle

I en heterogen reaktor kan bränslet och moderatorn vara åtskilda, i synnerhet i en kavitetsreaktor omger moderator-reflektorn kaviteten med bränsle som inte innehåller moderatorn. Ur en kärnfysikalisk synvinkel är kriteriet för homogenitet/heterogenitet inte designen, utan placeringen av bränsleblock på ett avstånd som överstiger neutronmodereringslängden i en given moderator. Till exempel är så kallade "nära gitter"-reaktorer designade för att vara homogena, även om bränslet vanligtvis separeras från moderatorn i dem.

Block av kärnbränsle i en heterogen reaktor kallas bränslepatroner (FA), som placeras i kärnan vid noderna i ett vanligt gitter och bildar celler .

Efter typ av bränsle

Beroende på graden av berikning:

Efter kemisk sammansättning:

Efter typ av kylvätska

Efter typ av moderator

Genom design

Båda alternativen är undertyper av heterogena reaktorer:

Enligt metoden för att generera ånga

IAEA-klassificering

Internationella atomenergiorganet använder följande klassificering av huvudtyperna av kärnkraftsreaktorer i enlighet med kylmedel och moderatormaterial som används i dem [11] :

De vanligaste i världen är tryckvatten - VVER (ca 62%) och kokande vatten (20%) reaktorer.

Reaktormaterial

Materialen från vilka reaktorerna är byggda arbetar vid hög temperatur inom området neutroner , γ-kvanta och fissionsfragment. Därför är inte alla material som används inom andra teknikgrenar lämpliga för reaktorkonstruktion. Vid val av reaktormaterial tas hänsyn till deras strålningsbeständighet, kemiska tröghet, absorptionstvärsnitt och andra egenskaper .

Material Densitet, g/cm³ Makroskopiskt absorptionstvärsnitt Εm −1
termiska neutroner fissionsspektrum neutroner
Aluminium 2.7 1.3 2,5⋅10 −3
Magnesium 1,74 0,14 3⋅10 −3
Zirkonium 6.4 0,76 4⋅10 −2
Rostfritt stål 8,0 24.7 1⋅10 −1

Skal av bränslestavar , kanaler, moderatorer ( reflektorer ) är gjorda av material med små absorptionstvärsnitt. Användningen av material som svagt absorberar neutroner minskar den improduktiva förbrukningen av neutroner, minskar laddningen av kärnbränsle och ökar förädlingskvoten för HF. För att absorbera stavar är tvärtom material med stort absorptionstvärsnitt lämpliga. Detta minskar avsevärt antalet stavar som behövs för att styra reaktorn.

Snabba neutroner , γ-kvanta och fissionsfragment skadar materiens struktur. Så i en fast materia slår snabba neutroner ut atomer ur kristallgittret eller flyttar dem från sin plats. Som ett resultat försämras de plastiska egenskaperna och värmeledningsförmågan hos material. För de flesta material försämras också hållfasthetsegenskaperna kraftigt med ökande temperatur . I kraftreaktorer arbetar konstruktionsmaterial vid höga temperaturer och detta begränsar valet av konstruktionsmaterial, särskilt för de delar av en kraftreaktor som måste tåla högt tryck. Livslängden för en reaktor vid ett kärnkraftverk beror på tillståndet hos metallen i dess kärl som utsätts för intensiv joniserande strålning (reaktorkärlet är det huvudsakliga icke-ersättbara elementet i ett kärnkraftverk, därför är dess resurs avgörande för livslängd för en kärnkraftsenhet), försprödning av metallen i kärlets svetsar under inverkan av neutronbestrålning - en av faktorerna som begränsar livslängden för en reaktor. Det finns teknologier (den så kallade återställande glödgningen av reaktorkärlet) för att återställa resursegenskaperna hos kärlets metall (för reaktorer av VVER -typ med mer än 80 %) [12] .

Komplexa molekyler under påverkan av strålning bryts ner till enklare molekyler eller sammansatta atomer. Till exempel sönderfaller vatten till syre och väte , ett fenomen som kallas vattenradiolys . Strålningsinstabiliteten hos sådana material har mindre effekt vid höga temperaturer - atomernas rörlighet blir så hög att sannolikheten för att återföra atomer som slagits ut ur kristallgittret till sin plats eller rekombinationen av väte och syre till en vattenmolekyl ökar markant. Sålunda är radiolysen av vatten obetydlig i icke-kokande kraftreaktorer (till exempel VVER ), medan i kraftfulla forskningsreaktorer frigörs en betydande mängd explosiv blandning. Kärnkraftverk har speciella system för att bränna det.

Reaktormaterialen kommer i kontakt med varandra ( bränsleelementets beklädnad med kylvätska och kärnbränsle , bränslekassetterna med kylvätska och moderator , etc.). Naturligtvis måste kontaktmaterialen vara kemiskt inerta (kompatibla). Ett exempel på inkompatibilitet är uran och varmt vatten som går in i en kemisk reaktion.

Utbränning och reproduktion av kärnbränsle

Under driften av en kärnreaktor, på grund av ackumuleringen av klyvningsfragment i bränslet, förändras dess isotopiska och kemiska sammansättning, och transuranelement, främst Pu- isotoper, bildas . Effekten av fissionsfragment på reaktiviteten hos en kärnreaktor kallas förgiftning (för radioaktiva fragment) och slaggbildning (för stabila isotoper).

Den främsta orsaken till reaktorförgiftning är 135 Xe , som har det största neutronabsorptionstvärsnittet (2,6⋅10 6 barn). Halveringstid 135 Xe T 1/2 = 9,2 h; divisionens avkastning är 6-7%. Huvuddelen av 135 Xe bildas som ett resultat av sönderfallet av 135 I ( T 1/2 = 6,8 h). Vid förgiftning ändras Keff med 1-3%. Det stora absorptionstvärsnittet av 135 Xe och närvaron av den mellanliggande isotopen 135 I leder till två viktiga fenomen:

  1. Till en ökning av koncentrationen av 135 Xe och följaktligen till en minskning av reaktorns reaktivitet efter dess avstängning eller effektminskning (" jodgrop "), vilket gör det omöjligt för kortvariga avstängningar och fluktuationer i uteffekten. Denna effekt övervinns genom att införa en reaktivitetsmarginal i tillsynsorganen. Jodbrunnens djup och varaktighet beror på neutronflödet Ф: vid Ф = 5⋅10 18 neutron/(cm² sek), är jodbrunnens varaktighet ~ 30 timmar, och djupet är 2 gånger större än det konstanta -tillståndsförändring Keff orsakad av 135 Xe-förgiftning.
  2. På grund av förgiftning kan spatio-temporala fluktuationer av neutronflödet Ф, och följaktligen av reaktoreffekten, uppstå. Dessa fluktuationer inträffar vid Ф > 10 18 neutroner/(cm² sek) och stora reaktorstorlekar. Svängningsperioder ~ 10 timmar.

Kärnklyvning ger upphov till ett stort antal stabila fragment, som skiljer sig i sina absorptionstvärsnitt jämfört med absorptionstvärsnittet av en klyvbar isotop. Koncentrationen av fragment med stort absorptionstvärsnitt når mättnad under de första dagarna av reaktordrift. Detta är främst 149 Sm , vilket förändrar Keff med 1 %). Koncentrationen av fragment med ett litet absorptionstvärsnitt och den negativa reaktiviteten som introduceras av dem ökar linjärt med tiden.

Bildandet av transuranelement i en kärnreaktor sker enligt följande scheman:

  1. 235 U + n → 236 U + n → 237 U → (7 dagar) → 237 Np + n → 238 Np → (2,1 dagar) → 238 Pu
  2. 238 U + n → 239 U → (23 min) → 239 Np → (2,3 dagar) → 239 Pu (+ fragment) + n → 240 Pu + n → 241 Pu (+ fragment) + n → 242 Pu + n → 243 Pu →(5 h)→ 243 Am + n → 244 Am →(26 min)→ 244 Cm

Tiden mellan pilarna anger halveringstiden, "+n" anger neutronens absorption.

I början av reaktordriften sker en linjär ackumulering av 239 Pu, och ju snabbare (vid en fast 235 U utbränning), desto lägre blir urananrikningen. Vidare tenderar koncentrationen av 239 Pu till ett konstant värde, vilket inte beror på graden av anrikning, utan bestäms av förhållandet mellan neutroninfångningstvärsnitten för 238 U och 239 Pu. Den karakteristiska tiden för fastställande av jämviktskoncentrationen för 239 Pu är ~ 3/F år (F i enheter 10 13 neutroner/cm²×sek). Isotoper 240 Pu, 241 Pu når en jämviktskoncentration först när bränslet återförbränns i en kärnreaktor efter regenerering av kärnbränsle.

Utbränning av kärnbränsle kännetecknas av den totala energi som frigörs i reaktorn per 1 ton bränsle. Detta värde är:

En utbränning på 1 GW dygn/t motsvarar förbränning av 0,1 % av kärnbränslet.

När bränslet brinner upp minskar reaktorns reaktivitet. Ersättningen av utbränt bränsle utförs omedelbart från hela kärnan eller gradvis, vilket lämnar bränsleelement av olika "åldrar" i drift.

Vid fullständigt bränslebyte har reaktorn överdriven reaktivitet, som måste kompenseras, medan i det andra fallet krävs kompensation endast vid första start av reaktorn. Kontinuerlig tankning gör det möjligt att öka utbränningsdjupet, eftersom reaktorns reaktivitet bestäms av de genomsnittliga koncentrationerna av klyvbara isotoper.

Massan av det laddade bränslet överstiger massan av det oladdade på grund av "vikten" av den frigjorda energin. Efter avstängningen av reaktorn, först främst på grund av fission av fördröjda neutroner, och sedan, efter 1-2 minuter, på grund av β- och γ-strålning av fissionsfragment och transuranelement, fortsätter energi att frigöras i bränslet. Om reaktorn arbetade tillräckligt länge före avstängning, sedan 2 minuter efter avstängning, är energiutsläppet cirka 3%, efter 1 timme - 1%, efter en dag - 0,4%, efter ett år - 0,05% av den initiala effekten.

Förhållandet mellan antalet klyvbara Pu-isotoper som bildas i en kärnreaktor och mängden 235 U utbrända kallas omvandlingsfaktorn K K . Värdet på K K ökar med minskande anrikning och utbränning. För en tungvattenreaktor som drivs på naturligt uran, med en utbränning på 10 GW dag/t, K K = 0,55, och för små utbränning (i detta fall kallas K K för den initiala plutoniumfaktorn ) K K = 0,8. Om en kärnreaktor brinner och producerar samma isotoper ( uppfödningsreaktor ), så kallas förhållandet mellan reproduktionshastigheten och utbränningshastigheten reproduktionsfaktorn KB . I kärnreaktorer på termiska neutroner, KB < 1, och för snabba neutronreaktorer kan KB nå 1,4-1,5 . Ökningen av KB för snabba neutronreaktorer beror främst på att, särskilt för 239 Pu, g ökar för snabba neutroner, medan a minskar.

Kärnreaktorkontroll

Styrningen av en kärnreaktor är endast möjlig på grund av det faktum att under fission flyger några av neutronerna ut ur fragmenten med en fördröjning , som kan sträcka sig från flera millisekunder till flera minuter.

För att styra reaktorn används absorberande stavar , införda i härden, gjorda av material som starkt absorberar neutroner (främst B , Cd och några andra) och/eller en lösning av borsyra , tillsatt till kylvätskan i en viss koncentration ( borreglering ). Stängernas rörelse styrs av speciella mekanismer, drivningar, som arbetar på signaler från operatören eller utrustning för automatisk styrning av neutronflödet.

Kärnreaktorer är utformade så att klyvningsprocessen vid varje given tidpunkt är i stabil jämvikt med avseende på små förändringar i parametrar som påverkar reaktiviteten . Således släcks en slumpmässig förändring i hastigheten för en kärnreaktion, och orsakad av förflyttning av styrstavar eller en långsam förändring av andra parametrar, leder det till en kvasistationär förändring av reaktoreffekten

I händelse av olika nödsituationer tillhandahålls en nödavslutning av kedjereaktionen i varje reaktor , utförd genom att alla absorberande stavar släpps ner i härden - ett nödskyddssystem .

Restvärme

En viktig fråga direkt relaterad till kärnkraftssäkerhet är sönderfallsvärme. Detta är en specifik egenskap hos kärnbränsle, som består i det faktum att efter avslutad klyvningskedjereaktion och termisk tröghet, vilket är vanligt för alla energikällor, fortsätter värmegenereringen i reaktorn under lång tid, vilket skapar en antal tekniskt komplexa problem.

Sönderfallsvärme är en följd av β- och γ -sönderfall av klyvningsprodukter , som har ansamlats i bränslet under driften av reaktorn. Kärnorna i klyvningsprodukter, som ett resultat av sönderfall, övergår till ett mer stabilt eller helt stabilt tillstånd med frigörande av betydande energi.

Även om sönderfallsvärmeavgivningshastigheten snabbt sjunker till värden som är små jämfört med stationära värden, är den i högeffektsreaktorer signifikant i absoluta termer. Av denna anledning kräver sönderfallsvärmefrisättning lång tid för att åstadkomma värmeavlägsnande från reaktorhärden efter att den har stängts av. Denna uppgift kräver närvaron av kylsystem med tillförlitlig strömförsörjning vid utformningen av reaktoranläggningen , och kräver också långtidslagring (inom 3-4 år) av använt kärnbränsle i lagringsanläggningar med en speciell temperaturregim - använt bränslepooler , som vanligtvis är belägna i omedelbar närhet av reaktorn [ 13] [14] [15] [16] .

Se även

Anteckningar

  1. ↑ "ZEEP - Kanadas första kärnreaktor" Arkiverad 6 mars 2014 på Wayback Machine , Canada Science and Technology Museum.
  2. ↑ Greshilov A. A., Egupov N. D., Matushchenko A. M. Nuclear shield. — M. : Logos, 2008. — 438 sid. - ISBN 978-5-98704-272-0 .
  3. ↑ Horst Kant. Werner Heisenberg och det tyska uranprojektet  (engelska)  (länk ej tillgänglig) . Förtryck 203 . Max Planck Institute for the History of Science (2002). Hämtad 10 februari 2012. Arkiverad från originalet 5 februari 2012.
  4. ↑ Kruglov A. K. Hur kärnkraftsindustrin skapades i Sovjetunionen. - M. : TsNIIatominform, 1995. - 380 sid. — ISBN 5-85165-011-7 .
  5. ↑ Kärnreaktor - artikel från Great Soviet Encyclopedia . 
  6. ↑ https://fas.org/sgp/othergov/doe/lanl/pubs/00416628.pdf Tidiga reaktorer från Fermis vattenpanna till nya kraftprototyper av Merle E. Bunker
  7. ↑ HUVUDSAKLIGA EGENSKAPER FÖR AMERICIUM-REAKTORN FÖR NEUTRONERAPI. REAKTOR "MARS"
  8. ↑ Dementiev B. A. Kärnkraftsreaktorer . - M . : Energoatomizdat, 1990. - S.  21 -22. — 351 sid. — ISBN 5-283-03836-X .
  9. ↑ Bartolomey G. G., Bat G. A., Baibakov V. D., Alkhutov M. S. Grunderna i teorin och metoder för beräkning av kärnkraftsreaktorer / Ed. G.A. Batya. - M . : Energoizdat, 1982. - S. 31. - 511 sid.
  10. ↑ Angelo, Joseph A. Kärnteknik . - USA: Greenwood Press , 2004. - S. 275-276. — 647 sid. - (Källböcker i modern teknik). — ISBN 1-57356-336-6 .
  11. ↑ Ordlista över termer som används i PRIS-databasen
  12. ↑ Kovalchuk talade om fördelarna med "föryngring" av NPP-reaktorfartyg // RIA Novosti , 2021-08-30
  13. ↑ Andrushechko S. A., Aforov A. M., Vasiliev B. Yu., Generalov V. N., Kosourov K. B., Semchenkov Yu. M., Ukraintsev V. F. Kärnkraftverk med en reaktor av typ VVER-1000. Från den fysiska grunden för verksamheten till utvecklingen av projektet. — M. : Logos, 2010. — 604 sid. - 1000 exemplar.  - ISBN 978-5-98704-496-4 .
  14. ↑ Kirillov P. L., Bogoslovskaya G. P. Värme- och massöverföring i kärnkraftverk. — M. : Energoatomizdat, 2000. — 456 sid. - 1000 exemplar.  — ISBN 5-283-03636-7 .
  15. ↑ Ovchinnikov F. Ya., Semyonov V. V. Driftsätt för tryckvattenkraftreaktorer. - 3:e uppl., övers. och ytterligare — M .: Energoatomizdat, 1988. — 359 sid. - 3400 exemplar.  — ISBN 5-283-03818-1 .
  16. ↑ Sidorenko V. A. Frågor om säker drift av VVER-reaktorer. - M . : Atomizdat, 1977. - 216 sid. — (Problem med kärnenergi). - 3000 exemplar.

Litteratur

Länkar

  Gå till Wikidata-objektet  Ordböcker och uppslagsverk