Усовершенствованный реактор с кипящей водой
Усовершенствованный реактор с кипящей водой ( ABWR ) представляет собой поколения III реактор с кипящей водой . В настоящее время ABWR предлагается компаниями GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) и Toshiba . ABWR вырабатывает электроэнергию, используя пар для питания турбины, подключенной к генератору; пар кипятится из воды с использованием тепла, выделяемого в результате реакций деления ядерного топлива. Блок №6 Кашивазаки-Карива считается первым в мире реактором третьего поколения.
Реакторы с кипящей водой (BWR) являются вторыми по распространенности [1] форма легководного реактора с прямым циклом, в котором используется меньше крупных компонентов подачи пара, чем в реакторе с водой под давлением (PWR), в котором используется непрямой цикл. ABWR — это современный уровень развития реакторов с кипящей водой. [ нужна ссылка ] и является первой реактора третьего поколения . полностью построенной конструкцией [ нужна ссылка ] , при этом несколько реакторов завершены и работают. [ нужна ссылка ] Первые реакторы были построены вовремя и в рамках бюджета в Японии , а другие строятся там же и на Тайване . В США были заказаны реакторы ABWR, включая два реактора на площадке проекта в Южном Техасе . [2] Сообщается, что проекты как на Тайване, так и в США превышают бюджет. [3]
Стандартная конструкция электростанции ABWR имеет чистую электрическую мощность около 1,35 ГВт , вырабатываемую из примерно 3926 МВт тепловой энергии.
Обзор конструкции
[ редактировать ]
ABWR представляет собой эволюционный путь семейства BWR с многочисленными изменениями и улучшениями по сравнению с предыдущими конструкциями BWR.
Основные области улучшений включают в себя:
- Добавление внутренних насосов реактора (RIP), установленных на нижней части корпуса реактора (RPV) - всего 10 - которые обеспечивают улучшенную производительность, устраняя при этом большие рециркуляционные насосы в защитной оболочке и связанные с ними сложные соединения трубопроводов большого диаметра с корпусом реактора ( например, контур рециркуляции, который использовался в более ранних моделях BWR). Только двигатель RIP расположен за пределами корпуса реактора в ABWR. Согласно Документу управления проектированием уровня 1 (который является официально сертифицированным документом Комиссии по ядерному регулированию, в целом описывающим проект станции), номинальная мощность каждого РИП составляет 6912 м3. 3 /ч .
- Возможности регулировки стержня управления были дополнены добавлением электрогидравлического привода стержня управления точным перемещением (FMCRD), позволяющего осуществлять точную регулировку положения с помощью электродвигателя, не теряя при этом надежности или резервирования традиционных гидравлических систем, которые предназначены для осуществить быстрое отключение за 2,80 с от поступления инициирующего сигнала или ОРИ (поочередное введение стержня) за больший, но все же незначительный период времени. FMCRD также улучшает глубокоэшелонированную защиту в случае первичных гидравлических аварий и ОРВИ.
- Полностью цифровая система защиты реактора (СЗР) (с резервным цифровым резервным копированием, а также резервным ручным резервным копированием) обеспечивает высокий уровень надежности и упрощение обнаружения условий безопасности и реагирования на них. Эта система инициирует быстрое гидравлическое введение стержней управления для отключения (известное как SCRAM инженерами-ядерщиками ), когда это необходимо. Логика быстрого отключения «два из четырех на каждый параметр» гарантирует, что нежелательные быстрые отключения не будут вызваны сбоями одного прибора. РПС также может вызвать ОРИ, приработку стержня FMCRD для остановки цепной ядерной реакции. Активация резервной системы управления жидкостью (SLCS) предусмотрена как разнообразная логика в маловероятном случае ожидаемого переходного процесса без аварийной остановки .
- Полностью цифровое управление реактором (с резервным цифровым резервным копированием и резервным ручным (аналоговым) резервным копированием) позволяет диспетчерской легко и быстро управлять операциями и процессами станции. Отдельные резервные цифровые мультиплексные шины безопасности и не связанные с безопасностью обеспечивают надежность и разнообразие контрольно-измерительных приборов и средств управления.
- В частности, реактор автоматизирован при пуске (т.е. инициировании цепной ядерной реакции и выводе на мощность) и при штатном останове только с использованием автоматических систем. Конечно, люди-операторы по-прежнему необходимы для управления и наблюдения за реактором, но большая часть трудоемкой работы по выводу реактора на мощность и снятию с нее мощности может быть автоматизирована по усмотрению оператора.
- Система аварийного охлаждения активной зоны (ECCS) была улучшена во многих областях, обеспечивая очень высокий уровень глубокоэшелонированной защиты от аварий, непредвиденных обстоятельств и инцидентов.
- Вся система была разделена на 3 подразделения; Каждое подразделение само по себе способно отреагировать на максимально непредвиденную ограничивающую неисправность/проектную аварию (DBA) и прекратить аварию до открытия активной зоны, даже в случае отключения внешнего энергоснабжения и потери надлежащей питательной воды. Предыдущие реакторы BWR имели 2 отделения, и прогнозировалось, что обнаружение (но без повреждения активной зоны) произойдет в течение короткого времени в случае серьезной аварии до реагирования САОЗ.
- Восемнадцать SORV (предохранительные клапаны сброса избыточного давления), восемь из которых являются частью ADS (система автоматического сброса давления), обеспечивают быстрое смягчение последствий возникновения избыточного давления на корпусе реактора и, при необходимости, возможность быстрого сброса давления в реакторе до уровня, при котором давление становится низким. можно использовать заводнение активной зоны (LPCF, высокопроизводительный режим системы отвода остаточного тепла, заменяющий LPCI и LPCS в предыдущих моделях BWR).
- Кроме того, LPCF может впрыскиваться при гораздо более высоких давлениях корпуса реактора, обеспечивая повышенный уровень безопасности в случае разрывов среднего размера, которые могут быть достаточно небольшими, чтобы привести к медленной естественной разгерметизации, но могут быть достаточно большими, чтобы привести к распылению/охлаждающей жидкости под высоким давлением. Возможности систем впрыска по реагированию превосходят размер перерыва.
- Хотя силовая шина класса 1E (связанная с безопасностью) по-прежнему питается от 3 высоконадежных аварийных дизельных генераторов, связанных с безопасностью, на месте расположена дополнительная силовая шина защиты инвестиций в электростанцию, использующая газовую турбину для выработки электроэнергии для обеспечения защиты. - всесторонняя защита от аварийного отключения электроэнергии на станции, а также для обеспечения питания важных, но некритичных с точки зрения безопасности систем в случае потери внешнего электроснабжения.
- Хотя одно подразделение САОЗ не имеет мощности затопления под высоким давлением (HPCF), существует турбонасос с паровым приводом и безопасным турбонасосом для изоляции изоляции активной зоны реактора (RCIC), который рассчитан на высокое давление и имеет обширную резервную батарею для своих контрольно-измерительных приборов и системы управления, обеспечивающие поддержание охлаждения даже в случае полного отключения электроэнергии на станции с выходом из строя всех трех аварийных дизель-генераторов, газовой турбины, резервного основного аккумулятора и дизельных пожарных насосов.
- Под корпусом реактора имеется чрезвычайно толстая базальтовая железобетонная подушка, которая улавливает и удерживает любой нагретый расплав активной зоны, который может упасть на эту подушку в чрезвычайных ситуациях. Кроме того, в стене, отделяющей водозаборный колодец от нижнего сухого колодца, имеется несколько плавких перемычек, которые затопляют площадку с использованием воды из водозаборного колодца, обеспечивая охлаждение этой зоны даже при выходе из строя стандартных систем смягчения последствий.
- Защита была значительно улучшена по сравнению с обычным типом Mark I. Как и обычный тип Mark I, он относится к типу подавления давления и предназначен для обработки выделяющегося пара в случае переходного процесса, инцидента или аварии путем направления пара с помощью труб, которые входят в бассейн с водой, заключенный в водозаборном колодце (или тор в случае Mark I), низкая температура которого конденсирует пар обратно в жидкую воду. Это позволит поддерживать низкое давление в защитной оболочке. Примечательно, что типичная защитная оболочка ABWR имеет множество закаленных слоев между внутренней частью первичной защитной оболочки и внешней защитной стенкой и имеет кубическую форму. Одним из основных усовершенствований является то, что реактор имеет стандартное ускорение при землетрясении при безопасном останове 0,3G; кроме того, он рассчитан на то, чтобы противостоять торнадо со скоростью ветра> 320 миль в час. Сейсмическая упрочнение возможно в сейсмоопасных районах. Оно было выполнено на предприятии в Лунмэнь на Тайване и было подвергнуто закалке до 0,4 g в любом направлении. Перед эксплуатацией защитная оболочка инертируется азотом, чтобы предотвратить возгорание, и может быть удалена из инертности после остановки реактора для технического обслуживания. [4]
- ABWR рассчитан на срок службы не менее 60 лет. Сравнительно простая конструкция ABWR также означает, что не требуется заменять дорогостоящие парогенераторы, что снижает общую стоимость эксплуатации.
- Согласно вероятностной оценке риска GEH , событие повреждения активной зоны будет происходить не чаще, чем один раз в шесть миллионов лет, поскольку частота повреждения активной зоны (CDF) ABWR составляет 1,6 × 10. −7 , второй по наименьшей вероятности CDF после ESBWR .
Корпус реактора и система подачи ядерного пара (NSSS) имеют значительные улучшения, такие как замена RIP, устранение традиционных контуров внешних рециркуляционных трубопроводов и насосов в защитной оболочке, которые, в свою очередь, приводят в движение струйные насосы, создающие принудительный поток в корпусе реактора. RIP обеспечивают значительные улучшения, связанные с надежностью, производительностью и обслуживанием, включая снижение профессионального радиационного воздействия, связанного с мероприятиями по сдерживанию во время перерывов в обслуживании. Эти насосы приводятся в действие двигателями с мокрым ротором, корпуса которых соединены с нижней частью корпуса корпуса реактора, что позволяет исключить внешние рециркуляционные трубы большого диаметра, которые являются возможными путями утечки. 10 внутренних рециркуляционных насосов расположены в нижней части затрубного пространства (т.е. между кожухом активной зоны и внутренней поверхностью корпуса реактора). Следовательно, внутренние рециркуляционные насосы исключают все струйные насосы в корпусе корпуса, все большие насосы и трубопроводы внешнего контура рециркуляции, запорные клапаны и сопла большого диаметра, которые проникали в корпус корпуса и требовались для всасывания воды из корпуса корпуса и возврата ее в корпус корпуса. . Таким образом, эта конструкция уменьшает наибольшую утечку ниже области активной зоны до уровня, эквивалентного утечке диаметром 2 дюйма (51 мм). Обычная линейка продуктов BWR3-BWR6 имеет аналогичную потенциальную утечку диаметром 24 или более дюймов. Основным преимуществом этой конструкции является то, что она значительно снижает пропускную способность, необходимую для САОЗ.
Первые реакторы, в которых использовались насосы внутренней рециркуляции, были спроектированы компанией ASEA-Atom (ныне Westinghouse Electric Company путем слияний и выкупов, принадлежавшей Toshiba ) и построены в Швеции . Эти заводы успешно работают уже много лет.
Внутренние насосы снижают необходимую мощность перекачки для того же расхода примерно вдвое по сравнению с системой струйных насосов с внешними контурами рециркуляции. Таким образом, в дополнение к повышению безопасности и затрат за счет исключения трубопроводов, повышается общий тепловой КПД установки. Отказ от внешнего рециркуляционного трубопровода также снижает профессиональное радиационное воздействие на персонал во время технического обслуживания.
Эксплуатационной особенностью конструкции ABWR являются электрические приводы регулирующих стержней точного перемещения , впервые использованные в BWR компании AEG (позже Kraftwerk Union AG, теперь AREVA ). В старых BWR используется гидравлическая стопорная поршневая система для перемещения управляющих стержней с шагом в шесть дюймов. Конструкция стержня управления с электрическим точным перемещением значительно улучшает положительное фактическое положение стержня управления и аналогичным образом снижает риск аварии привода стержня управления до такой степени, что ограничитель скорости в основании лопастей крестообразного стержня управления не требуется.
Сертификаты и одобрения
[ редактировать ]Немного разные версии ABWR предлагают GE-Hitachi, Hitachi-GE и Toshiba. [5]
как окончательный проект в окончательной форме В 1997 году проект GE-Hitachi US ABWR был сертифицирован Комиссией по ядерному регулированию США . Это означает, что его характеристики, эффективность, производительность и безопасность уже проверены, что упрощает его создание с бюрократической точки зрения, а не несертифицированная конструкция. [6]
В 2013 году, после покупки Horizon Nuclear Power , Hitachi начала процесс общей оценки конструкции Hitachi-GE ABWR совместно с Управлением ядерного регулирования Великобритании . [7] Это было завершено в декабре 2017 года. [8]
В июле 2016 года Toshiba отозвала продление сертификации конструкции ABWR в США, поскольку «становится все более очевидным, что снижение цен на энергоносители в США не позволяет Toshiba ожидать дополнительных возможностей для строительных проектов ABWR». [9]
Локации
[ редактировать ]ABWR имеет лицензию на работу в Японии, США и Тайване, хотя большинство строительных проектов остановлено или отложено.
Япония и Тайвань
[ редактировать ]
По состоянию на декабрь 2006 г. [update]В Японии эксплуатировались четыре реактора ABWR: энергоблоки Касивадзаки-Карива 6 и 7, которые открылись в 1996 и 1997 годах, энергоблок Хамаока 5, открытый в 2004 году, строительство которого началось в 2000 году, а энергоблок Сика 2 начал коммерческую эксплуатацию 15 марта 2006 года. Еще два частично построенные реакторы находятся в Лунмэне на Тайване и еще один ( АЭС Симанэ- 3) в Японии. Работы на Лунмэнь были остановлены в 2014 году. Работы на Симанэ были остановлены после землетрясения 2011 года. [10]
Соединенные Штаты
[ редактировать ]19 июня 2006 г. компания NRG Energy письмо о намерениях подала в Комиссию по ядерному регулированию построить два реактора ABWR мощностью 1358 МВт на площадке проекта в Южном Техасе . [11] 25 сентября 2007 г. компании NRG Energy и CPS Energy подали получение лицензии на строительство и эксплуатацию в NRC запрос на (COL) для этих электростанций. NRG Energy — это коммерческое предприятие по производству электроэнергии, а CPS Energy — крупнейшее в стране коммунальное предприятие, находящееся в муниципальной собственности. COL был одобрен NRC 9 февраля 2016 года. [12] Из-за рыночных условий эти два запланированных объекта могут никогда не быть построены, и у них нет запланированной даты строительства. [13]
Великобритания
[ редактировать ]Horizon Nuclear Power планировала построить реакторы Hitachi-GE ABWR в Уилфе в Уэльсе. [14] и Олдбери в Англии. [15] [5] Оба проекта были приостановлены в марте 2012 года тогдашними акционерами ( RWE и E-ON ). [16] выставить Horizon на продажу, а Hitachi новым владельцем станет . «Приказ о согласии на разработку» для Wylfa был принят в июне 2018 года, а в августе Bechtel была назначена менеджерами проекта. Ожидалось, что первый реактор будет введен в эксплуатацию в середине 2020-х годов, а строительство в Олдбери начнется через несколько лет после этого. [17] Однако 17 января 2019 года Horizon Nuclear Power объявила о приостановке реализации обоих этих проектов по финансовым причинам. [18] [19]
Надежность
[ редактировать ]По сравнению с аналогичными конструкциями четыре действующих ABWR часто отключаются из-за технических проблем. [20] Международное агентство по атомной энергии документирует это с помощью «эксплуатационного коэффициента» (время подачи электроэнергии относительно общего времени с момента начала коммерческой эксплуатации). Первые две электростанции в Кашивазаки-Карива (блоки 6 и 7) достигают общего коэффициента эксплуатации в 70%, что означает, что около 30% времени с момента ввода в эксплуатацию они не производили электроэнергию. [21] [22] Например, в 2010 году эксплуатационная мощность Касивадзаки-Карива 6 составляла 80,9%, а в 2011 году — 93%. [23] Однако в 2008 году она не производила никакой электроэнергии, поскольку установка была отключена на техническое обслуживание и, следовательно, ее рабочая мощность в этом году составляла 0%. [23] В отличие от других современных атомных электростанций, таких как корейская OPR-1000 или немецкая Konvoi , коэффициент эксплуатации составляет около 90%. [24]
Выходную мощность двух новых ABWR на электростанциях Хамаока и Сика пришлось снизить из-за технических проблем в секции паровой турбины электростанций . [25] После дросселирования обеих электростанций они по-прежнему имеют повышенное время простоя, а коэффициент эксплуатации за весь срок службы составляет менее 50%. [26] [27]
| Реакторный блок [28] | Чистая выходная мощность (планируемая полезная выходная мощность) | Коммерческая эксплуатация начинать | Операционный фактор [29] с момента ввода в эксплуатацию до 2011 года |
|---|---|---|---|
| ПУБЛИКАЦИЯ-5 | 1212 МВт (1325 МВт) | 18.01.2005 | 46,7% |
| КАШИВАЗАКИ КАРИВА-6 | 1315 МВт | 07.11.1996 | 72% [23] |
| КАШИВАЗАКИ КАРИВА-7 | 02.07.1996 | 68,5% | |
| ДЕРЖАТЬ-2 | 1108 МВт (1304 МВт) | 15.03.2006 | 47,1% |
Развертывания
[ редактировать ]| Название растения | Количество реакторов | Номинальная мощность | Расположение | Оператор | Строительство началось | Год завершения (первая критичность) | Стоимость (долл. США) | Примечания |
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Атомная электростанция Кашивазаки-Карива | 2 | 1356 МВт | Кашивазаки , Япония | ТЕПКО | 1992,1993 | 1996,1996 | Первая установка. После землетрясения 11 марта 2011 года все перезапущенные агрегаты были остановлены, и проводятся мероприятия по повышению безопасности. По состоянию на октябрь 2017 г. [update], ни один энергоблок не был перезапущен, а самая ранняя предлагаемая дата перезапуска — апрель 2019 года (для реакторов 6 и 7, использующих ABWR). [30] [31] [32] | |
| Атомная Электростанция Шика | 1 | 1358 МВт | Сика , Япония | Электроэнергетическая компания Хокурику | 2001 | 2005 | В настоящее время станция не производит электроэнергию после ядерной катастрофы на Фукусиме-1 в 2011 году. | |
| Атомная электростанция Хамаока | 1267 МВт | Омаэдзаки , Япония | Чуден | 2000 | 14 мая 2011 года Хамаока-5 была остановлена по требованию правительства Японии. | |||
| АЭС Симанэ Реактор 3 | 1373 МВт | Мацуэ , Япония | Электроэнергетическая компания Тюгоку | 2007 | Строительство приостановлено в 2011 году. | |||
| Атомная электростанция Лунмэнь | 2 | 1350 МВт | Городок Гунляо , Китайская Республика (Тайвань) | Тайваньская энергетическая компания | 1997 | После 2017 года | 9,2 миллиарда долларов | Строительство остановлено в 2014 году. |
| Атомная электростанция Хигасидори | 3 | 1385 МВт | Хигасидори , Япония | Тохоку Электрик Пауэр и TEPCO | Никаких твердых планов | |||
| Атомная электростанция Ома | 1 | 1383 МВт | Ома , Япония | J-Power | 2010 | 2026 | В декабре 2014 года компания J-Power подала заявку на проведение проверок безопасности на атомной электростанции в Оме, запуск которой запланирован на 2026 год. [33] | |
| Проект Южного Техаса | 2 | 1358 МВт | Бэй-Сити, Техас , США | NRG Energy , TEPCO и CPS Energy | 14 миллиардов долларов | Лицензия выдана в 2016 году, строительство на данный момент не запланировано. [34] |
Конструкция ABWR-II
[ редактировать ]Рассматривался ряд вариантов конструкции мощностью от 600 до 1800 МВт. [35] Наиболее разработанным вариантом конструкции является ABWR-II, запущенный в эксплуатацию в 1991 году, увеличенный ABWR мощностью 1718 МВт, призванный сделать производство атомной энергии более конкурентоспособным в конце 2010-х годов. [36] Ни одна из этих конструкций не была реализована.
В новых проектах предполагалось добиться сокращения эксплуатационных расходов на 20%, капитальных затрат на 30% и строгого запланированного графика строительства, рассчитанного на 30 месяцев. Конструкция позволит обеспечить большую гибкость в выборе ядерного топлива. [37]
См. также
[ редактировать ]
- Атомная энергетика
- Ядерная безопасность в США
- Экономика новых АЭС
- Реактор с водой под давлением
- Водяной реактор пониженного замедления
- Усовершенствованный тяжеловодный реактор
Другие конструкции поколения III+
[ редактировать ]Ссылки
[ редактировать ]- ^ «Глобальная информационная панель базы данных реакторов - Всемирная ядерная ассоциация» . world-nuclear.org .
- ^ «NRG завершает проект по строительству новых ядерных реакторов» . Новое утро Далласа. 19 апреля 2011 года. Архивировано из оригинала 9 апреля 2016 года . Проверено 14 марта 2015 г.
- ^ Рафф, Джули (5 сентября 2010 г.). «6,1 миллиона долларов потрачено на прекращение ядерной сделки» . мояСА .
- ^ «Книга общего описания ABWR» (PDF) . Nuclear.gepower.com .
- ^ Jump up to: а б «Bechtel будет управлять проектом Wylfa Newydd» . Мировые ядерные новости. 22 августа 2018 года . Проверено 23 августа 2018 г.
- ^ «Информационная страница сертификации дизайна – ABWR» . Заявки на сертификацию дизайна . Федеральное правительство США , Комиссия по ядерному регулированию США , Роквилл , Мэриленд , США. 3 июня 2009 года . Проверено 28 августа 2009 г.
- ^ «ABWR готов к оценке проекта в Великобритании» . Международная ядерная инженерия. 16 января 2013 года . Проверено 26 января 2013 г. [ постоянная мертвая ссылка ]
- ^ «Проект Hitachi-GE ABWR разрешен для использования в Великобритании» . Мировые ядерные новости. 14 декабря 2017 года . Проверено 3 января 2018 г.
- ^ «Toshiba отзывает заявку на сертификацию ABWR» . Мировые ядерные новости. 1 июля 2016 года . Проверено 5 июля 2016 г.
- ^ «Строительство японского реактора возобновится» . Мировые ядерные новости. 1 октября 2012 года . Проверено 18 июня 2019 г.
- ^ «Международная ядерная инженерия» . 23 июня 2006 года. Архивировано из оригинала 17 мая 2007 года . Проверено 18 июня 2019 г.
- ^ Блюм, Джордан (10 февраля 2016 г.). «Регулирующие органы одобрили строительство новых ядерных реакторов недалеко от Хьюстона – HoustonChronicle.com» . Хьюстонские хроники .
- ^ «Федеральные власти одобрили строительство новых ядерных реакторов возле Хьюстона» . 9 февраля 2016. Архивировано из оригинала 7 апреля 2019 года . Проверено 18 июня 2019 г.
- ^ «Wylfa Newydd – О нашем сайте» . www.horizonnuclearpower.com .
- ^ «Площадка атомной электростанции Олдбери - Horizon Nuclear Power» . www.horizonnuclearpower.com .
- ^ «RWE и E.On останавливают британские ядерные планы в Уилфе и Олдбери» . Би-би-си. 29 марта 2012 года . Проверено 29 марта 2012 г.
- ^ «Площадка атомной электростанции Олдбери - Horizon Nuclear Power» . www.horizonnuclearpower.com . Проверено 3 октября 2018 г.
- ^ «Horizon приостанавливает строительство новых ядерных объектов в Великобритании» . Хитачи в Европе . 17 января 2019 года . Проверено 10 апреля 2019 г.
- ^ Воан, Адам (17 января 2019 г.). «Hitachi отказывается от атомной электростанции стоимостью 16 миллиардов фунтов стерлингов в Уэльсе» . Хранитель . ISSN 0261-3077 . Проверено 17 января 2019 г.
- ^ Томас, Стив (май 2018 г.). Неисправности усовершенствованного реактора с кипящей водой (ABWR), предложенного для атомной электростанции Вильфа (PDF) (Отчет). Гринпис. Архивировано из оригинала (PDF) 20 апреля 2019 года . Проверено 20 апреля 2019 г.
- ^ «Сайт КАС» . www.iaea.org . [ мертвая ссылка ]
- ^ [1] Архивировано 4 июня 2011 г., в Wayback Machine.
- ^ Jump up to: а б с «ПРИС – Детали реактора» . Архивировано из оригинала 7 августа 2016 года . Проверено 12 февраля 2013 г.
- ^ МАГАТЭ - Атомные энергетические реакторы в мире - Издание 2010 г. - Вена, 2010 г.
- ^ «Hitachi возместит расходы на неисправную турбину» . Архивировано из оригинала 13 марта 2017 года . Проверено 17 июля 2011 г.
- ^ «ХАМ Сайт» . www.iaea.org . [ мертвая ссылка ]
- ^ «МАГАТЭ» . www.iaea.org . Архивировано из оригинала 4 июня 2011 года.
- ^ Информационная система энергетических реакторов МАГАТЭ 18 : Япония: Атомные энергетические реакторы – в алфавитном порядке». Архивировано июля 2011 г., в Wayback Machine (на английском языке).
- ^ «ЭНТРАК» . entrac.iaea.org . Архивировано из оригинала 6 июня 2019 года . Проверено 18 июня 2019 г.
- ^ «Tepco может попросить американское коммунальное предприятие провести проверку атомной электростанции Касивадзаки-Карива» . 30 октября 2014 года . Получено 7 февраля 2017 г. - через Japan Times Online.
- ↑ Reuters: Акции Tepco упали после того, как на выборах в Японии победил новичок в антиядерной политике , дата доступа: 4 декабря 2016 г.
- ^ «Tepco рассматривает возможность перезапуска гигантской атомной электростанции Касивадзаки-Карива в 2019 году» . Джапан Таймс . 22 апреля 2017 года . Проверено 16 октября 2017 г.
- ^ «J-Power продвигается вперед по строительству атомной электростанции в Оме, несмотря на местную напряженность» . Джапан Таймс . 16 декабря 2014. Архивировано из оригинала 4 марта 2017 года . Проверено 3 марта 2017 г.
- ^ «NRG завершает проект по строительству новых ядерных реакторов» . Далласские новости . 19 апреля 2011 года. Архивировано из оригинала 19 июня 2019 года . Проверено 18 июня 2019 г.
- ^ «Атомная энергетика Японии» . Всемирная ядерная ассоциация. 22 октября 2012. Архивировано из оригинала 20 февраля 2012 года . Проверено 31 октября 2012 г.
- ^ Кацуми Ямада1; Сатоко Тадзима; Масааки Цубаки; Хидео Сонеда (15–19 сентября 2003 г.). «Проект ABWR и его эволюция - проект первичной системы ABWR и ABWR-II» (PDF) . Pintassilgo2.ipen.br . Международная конференция по глобальной окружающей среде и перспективным атомным электростанциям. GENES4/ANP2003, 15–19 сентября 2003 г., Киото, ЯПОНИЯ – Документ 1161 . Проверено 31 октября 2012 г.
{{cite journal}}: CS1 maint: числовые имена: список авторов ( ссылка ) [ постоянная мертвая ссылка ] - ^ «Архивная копия» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 18 июля 2013 года . Проверено 9 мая 2013 г.
{{cite web}}: CS1 maint: архивная копия в заголовке ( ссылка )
