Реактор с водой под давлением

Комиссии по ядерному регулированию головок корпусов водо-водяных реакторов Изображение

Duration: 1 minute and 4 seconds.1:04Subtitles available.CC

Анимация электростанции PWR с градирнями

Реактор с водой под давлением ( PWR ) — это тип легководного ядерного реактора . PWR составляют подавляющее большинство атомных электростанций в мире (за заметными исключениями являются Великобритания, Япония и Канада). В PWR теплоноситель первого контура ( вода ) перекачивается под высоким давлением в активную зону реактора, где он нагревается за счет энергии, выделяющейся при делении атомов. Нагретая вода под высоким давлением затем поступает в парогенератор , где передает свою тепловую энергию воде более низкого давления вторичной системы, где генерируется пар. Затем пар приводит в движение турбины, которые вращают электрический генератор. В отличие от реактора с кипящей водой (BWR), давление в первом контуре теплоносителя предотвращает кипение воды внутри реактора. Во всех легководных реакторах в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов используется обычная вода . Большинство из них используют от двух до четырех вертикально установленных парогенераторов; В реакторах ВВЭР используются горизонтальные парогенераторы.

PWR изначально были разработаны для использования в качестве ядерной морской силовой установки для атомных подводных лодок и использовались в первоначальном проекте второй коммерческой электростанции на Атомной электростанции Шиппорт .

PWR, действующие в настоящее время в США, считаются реакторами поколения II . Российские реакторы ВВЭР аналогичны американским реакторам PWR, но ВВЭР-1200 не считается поколением II (см. ниже). Франция эксплуатирует множество PWR для выработки большей части электроэнергии.

История

Rancho Seco PWR (выводятся из эксплуатации, 2004 г.) Реакторный зал и градирня

Несколько сотен реакторов PWR используются в качестве морских силовых установок на авианосцах , атомных подводных лодках и ледоколах . В США они изначально были разработаны в Ок-Риджской национальной лаборатории для использования в качестве атомной подводной энергетической установки, причём полностью работоспособная подводная энергетическая установка располагалась в Национальной лаборатории Айдахо . Последующую работу провела Лаборатория атомной энергии Вестингауза Беттиса . Первая чисто коммерческая атомная электростанция на АЭС Шиппорт изначально проектировалась как реактор с водой под давлением (хотя первая электростанция, подключенная к сети, была в Обнинске , СССР). по настоянию адмирала Хаймана Г. Риковера о том, что жизнеспособная коммерческая установка не будет включать в себя ни один из «сумасшедших термодинамических циклов, которые все остальные хотят построить».

США Программа ядерной энергетики армии эксплуатировала реакторы с водой под давлением с 1954 по 1974 год. Атомная электростанция Три-Майл-Айленд первоначально эксплуатировала две реакторные установки с водой под давлением, TMI-1 и TMI-2. Частичная авария ТМИ-2 в 1979 году, по сути, положила конец росту нового строительства атомных электростанций в США на два десятилетия. Второй энергоблок Watts Bar (4-контурный PWR Westinghouse) был введен в эксплуатацию в 2016 году, став первым новым ядерным реактором в Соединенных Штатах с 1996 года.

Реактор с водой под давлением имеет несколько новых реакторов третьего поколения эволюционных конструкций : AP1000 , ВВЭР-1200, ACPR1000+, APR1400, Hualong One , IPWR-900 и EPR . Первые реакторы AP1000 и EPR были подключены к электросети Китая в 2018 году. В 2020 году NuScale Power стала первой компанией в США, получившей одобрение регулирующих органов Комиссии по ядерному регулированию на небольшой модульный реактор. с модифицированной конструкцией PWR. Также в 2020 году Центр энергетического воздействия представил проект OPEN100 , в рамках которого в открытом доступе были опубликованы чертежи строительства атомной электростанции мощностью 100 с _МВт дизайном PWR.

Дизайн

Наглядное объяснение передачи энергии в водо-водяном реакторе. Первичный хладагент обозначен оранжевым цветом, а вторичный хладагент (пар, а затем питательная вода) — синим.

Система теплоносителя первого контура: корпус реактора (красный), парогенераторы (фиолетовый), компенсатор давления (синий) и насосы (зеленый) в трех контурах теплоносителя, Hualong One . конструкция

Ядерное топливо в корпусе реактора участвует в управляемой цепной реакции деления , в результате которой выделяется тепло, нагревающее воду в первом контуре теплоносителя за счет теплопроводности через оболочку твэла. Горячий теплоноситель первого контура закачивается в теплообменник , называемый парогенератором , где он проходит через несколько тысяч небольших трубок. Тепло передается через стенки этих труб вторичному хладагенту более низкого давления, расположенному на стороне корпуса теплообменника, где вторичный хладагент испаряется в пар под давлением. Эта передача тепла осуществляется без смешивания двух жидкостей, чтобы предотвратить радиоактивность вторичного теплоносителя. Некоторые распространенные конструкции парогенераторов представляют собой U-образные трубы или однопроходные теплообменники.

На атомной электростанции пар под давлением подается через паровую турбину, которая приводит в действие электрический генератор, подключенный к электрической сети для передачи. После прохождения через турбину вторичный теплоноситель (водопаровая смесь) охлаждается и конденсируется в конденсаторе . Конденсатор преобразует пар в жидкость, чтобы его можно было закачать обратно в парогенератор, и поддерживает вакуум на выходе из турбины, чтобы падение давления на турбине и, следовательно, энергия, извлекаемая из пара, были максимальными. Перед подачей в парогенератор сконденсированный пар (называемый питательной водой) иногда предварительно нагревается, чтобы минимизировать тепловой удар.

Помимо производства электроэнергии, образующийся пар имеет и другие применения. На атомных кораблях и подводных лодках пар подается через паровую турбину, соединенную с набором редукторов, на вал, используемый для движения . Прямое механическое воздействие за счет расширения пара можно использовать для паровых авиационных катапульт или аналогичных устройств. В некоторых странах используется централизованное паровое отопление, а для внутренних нужд предприятий применяется прямое отопление.

Для реактора с водой под давлением (PWR) по сравнению с другими типами реакторов характерны две вещи: отделение теплоносителя от паровой системы и давление внутри первого контура теплоносителя. В PWR имеется два отдельных контура теплоносителя (первичный и вторичный), оба заполнены деминерализованной/деионизированной водой. Реактор с кипящей водой, напротив, имеет только один контур теплоносителя, тогда как в более экзотических конструкциях, таких как реакторы-размножители, в качестве теплоносителя и замедлителя используются вещества, отличные от воды (например, натрий в жидком состоянии в качестве теплоносителя или графит в качестве замедлителя). Давление в первом контуре теплоносителя обычно составляет 15–16 мегапаскалей (150–160 бар ), что заметно выше, чем в других ядерных реакторах , и почти вдвое больше, чем в реакторе с кипящей водой (BWR). В результате происходит только локальное кипение, и пар быстро снова конденсируется в объеме жидкости. Напротив, в реакторе с кипящей водой теплоноситель первого контура предназначен для кипения.

Реактор

PWR Корпус реактора

охлаждающая жидкость

легкая вода В качестве теплоносителя первого контура в PWR используется . Вода поступает через нижнюю часть активной зоны реактора при температуре около 548 К (275 ° C; 527 ° F) и нагревается по мере движения вверх через активную зону реактора до температуры около 588 К (315 ° C; 599 ° F). Вода остается жидкой, несмотря на высокую температуру, из-за высокого давления в первом контуре теплоносителя, обычно около 155 бар (15,5 МПа, 153 атм , 2250 фунтов на квадратный дюйм ).Температура воды в PWR не может превышать 647 К (374 ° C; 705 ° F) или давление 22,064 МПа (3200 фунтов на квадратный дюйм или 218 атм), потому что это критическая точка воды. Реакторы со сверхкритической водой представляют собой (по состоянию на 2022 год) лишь предложенную концепцию, в которой теплоноситель никогда не выйдет из сверхкритического состояния. Однако, поскольку для этого требуется еще более высокое давление, чем для PWR, и это может вызвать проблемы с коррозией, такой реактор до сих пор не построен.

Компрессор

Основная статья: Герметик

Давление в первом контуре поддерживается с помощью компенсатора давления — отдельного сосуда, соединенного с первым контуром и частично заполненного водой, которая нагревается до температуры насыщения (точки кипения) для достижения желаемого давления с помощью погружных электронагревателей. Для достижения давления 155 бар (15,5 МПа) температура КД поддерживается на уровне 345 °C (653 °F), что дает запас по переохлаждению (разница между температурой КД и самой высокой температурой в активной зоне реактора) 30. °С (54 °Ф). Поскольку 345 °C — это точка кипения воды при давлении 155 бар, жидкая вода находится на грани фазового перехода. Тепловые переходные процессы в системе теплоносителя реактора приводят к большим колебаниям объема жидкости/пара в наддуве, а общий объем наддува рассчитан на поглощение этих переходных процессов без открытия нагревателей или опорожнения наддува. Переходные процессы давления в системе теплоносителя первого контура проявляются как переходные процессы температуры в нагнетателе и контролируются с помощью автоматических нагревателей и распыления воды, которые соответственно повышают и понижают температуру нагнетателя.

Насосы

Теплоноситель прокачивается по первому контуру мощными насосами. Эти насосы имеют производительность около 100 000 галлонов охлаждающей жидкости в минуту. Набрав тепло при прохождении через активную зону реактора, теплоноситель первого контура передает тепло в парогенераторе воде во вторичном контуре более низкого давления, испаряя вторичный теплоноситель до насыщенного пара — в большинстве конструкций 6,2 МПа (60 атм, 900 фунтов на квадратный дюйм ). , 275 °С (530 °F) — для использования в паровой турбине. Охлажденный теплоноситель первого контура затем возвращается в корпус реактора для повторного нагрева.

Модератор

Основная статья: Пассивная ядерная безопасность

Реакторы с водой под давлением, как и все конструкции тепловых реакторов , требуют замедления быстрых нейтронов деления (процесс, называемый замедлением или термализацией), чтобы взаимодействовать с ядерным топливом и поддерживать цепную реакцию. В реакторах PWR вода-хладагент используется в качестве замедлителя, позволяя нейтронам подвергаться множественным столкновениям с легкими атомами водорода в воде, теряя при этом скорость. Это «замедление» нейтронов будет происходить чаще, когда вода более плотная (будет происходить больше столкновений). Использование воды в качестве замедлителя является важным элементом безопасности реакторов PWR, поскольку повышение температуры может привести к расширению воды, создавая большие «зазоры» между молекулами воды и уменьшая вероятность термализации, тем самым уменьшая степень, в которой нейтроны замедляются и, следовательно, снижают реактивность в реакторе. Следовательно, если реактивность превысит норму, снижение замедления нейтронов приведет к замедлению цепной реакции, выделяя меньше тепла. Это свойство, известное как отрицательное температурный коэффициент реактивности делает реакторы PWR очень стабильными. Этот процесс называется «саморегулированием», т.е. чем горячее становится охлаждающая жидкость, тем менее реактивной становится установка, слегка отключающаяся для компенсации, и наоборот. Таким образом, установка поддерживает заданную температуру, заданную положением регулирующих стержней.

Напротив, советский реактор РБМК , использованный в Чернобыле, в котором в качестве замедлителя вместо воды используется графит, а в качестве теплоносителя используется кипящая вода, имеет большой положительный тепловой коэффициент реактивности. Это означает, что реактивность и тепловыделение увеличиваются при повышении температуры теплоносителя и топлива, что делает конструкцию РБМК менее стабильной, чем водо-водяные реакторы при высоких рабочих температурах. Помимо свойства замедлять нейтроны, выполняя роль замедлителя, вода также обладает свойством поглощать нейтроны, хотя и в меньшей степени. При повышении температуры теплоносителя кипение усиливается, что приводит к образованию пустот. Таким образом, остается меньше воды для поглощения тепловых нейтронов, которые уже замедлены графитовым замедлителем, что приводит к увеличению реактивности. Это свойство называется пустотным коэффициентом реактивности, и в реакторе РБМК, таком как Чернобыль, пустотный коэффициент положителен и довольно велик, что затрудняет регулирование момента, когда реакция начинает угасать. Реакторы РБМК также имеют дефектную конструкцию стержней управления, в которой во время быстрого аварийного останова графитовые наконечники стержней, ускоряющие реакцию, вытесняют воду в нижней части реактора и локально повышают там реактивность. Это называется «эффектом положительного аварийного останова», который характерен только для дефектной конструкции регулирующих стержней РБМК. Эти конструктивные недостатки, а также ошибки оператора, которые довели реактор до предела его возможностей, обычно рассматриваются как причины аварии. Чернобыльская катастрофа .

Конструкция канадского CANDU тяжеловодного реактора имеет небольшой положительный коэффициент пустотности. Эти реакторы смягчают эту проблему за счет ряда встроенных усовершенствованных систем пассивной безопасности, которых нет в советской конструкции РБМК. Никакая критичность не может возникнуть в реакторе CANDU или любом другом тяжеловодном реакторе, если в реактор в качестве аварийного теплоносителя подается обычная легкая вода. В зависимости от степени выгорания , борную кислоту или другой нейтронный поглотитель в аварийный теплоноситель необходимо будет добавлять чтобы избежать аварии, связанной с критичностью .

PWR спроектированы так, чтобы поддерживаться в состоянии с недостаточным замедлителем, а это означает, что существует возможность увеличения объема или плотности воды для дальнейшего повышения замедления, поскольку, если бы замедление было близким к насыщению, то уменьшение плотности замедлителя/хладагента могло бы значительно уменьшить поглощение нейтронов, в то время как лишь незначительно уменьшая умеренность, делая коэффициент пустотности положительным. Кроме того, легкая вода на самом деле является несколько более сильным замедлителем нейтронов, чем тяжелая вода, хотя поглощение нейтронов тяжелой воды намного ниже. Из-за этих двух фактов легководные реакторы имеют относительно небольшой объем замедлителя и, следовательно, компактные активные зоны. Проект следующего поколения, сверхкритический водяной реактор , еще менее умерен. Менее умеренный энергетический спектр нейтронов ухудшает соотношение захвата/деления для ²³⁵ Ты и особенно ²³⁹ Pu, что означает, что больше делящихся ядер не делятся при поглощении нейтронов и вместо этого захватывают нейтрон, чтобы стать более тяжелым неделящимся изотопом, тратя один или несколько нейтронов впустую и увеличивая накопление тяжелых трансурановых актинидов, некоторые из которых имеют длительный период полураспада.

Топливо

Основная статья: Ядерное топливо

Топливный пучок PWR Этот топливный пучок взят из водо-водяного реактора атомного пассажирско-грузового судна NS Savannah . Спроектирован и построен компанией Babcock & Wilcox .

После обогащения диоксид урана ( UO
₂ ) порошок обжигается в высокотемпературной печи для спекания для создания твердых керамических таблеток из обогащенного диоксида урана. Цилиндрические гранулы затем покрываются устойчивым к коррозии сплавом циркония Zircaloy , который заполняется гелием для улучшения теплопроводности и обнаружения утечек. Циркалой выбран из-за его механических свойств и низкого сечения поглощения. Готовые топливные стержни группируются в тепловыделяющие сборки, называемые топливными пучками, которые затем используются для создания активной зоны реактора. Типичный PWR имеет топливные сборки от 200 до 300 стержней каждая, а большой реактор будет иметь около 150–250 таких сборок с общим весом 80–100 тонн урана. Обычно топливные пучки состоят из твэлов размером от 14 × 14 до 17 × 17. PWR производит порядка 900–1600 МВт _эл . Длина топливных пучков PWR составляет около 4 метров.

Дозаправка большинства коммерческих PWR осуществляется в течение 18–24 месяцев. При каждой дозаправке заменяется примерно одна треть активной зоны, хотя некоторые более современные схемы дозаправки могут сократить время дозаправки до нескольких дней и позволить производить дозаправку с более короткой периодичностью.

Контроль

В реакторах PWR мощность реактора можно рассматривать как соответствующую потребности в паре (турбине) из-за обратной связи по реактивности с изменением температуры, вызванным увеличением или уменьшением расхода пара. (См.: Отрицательный температурный коэффициент .) Борные и кадмиевые регулирующие стержни используются для поддержания температуры первичной системы на желаемом уровне. Чтобы снизить мощность, оператор дросселирует и закрывает впускные клапаны турбины. Это приведет к тому, что из парогенераторов будет отбираться меньше пара. Это приводит к повышению температуры первичного контура. Более высокая температура приводит к уменьшению плотности воды-теплоносителя первого контура реактора, что обеспечивает более высокие скорости нейтронов, что приводит к уменьшению деления и снижению выходной мощности. Это снижение мощности в конечном итоге приведет к тому, что температура первичной системы вернется к своему предыдущему установившемуся значению. Оператор может контролировать установившуюся рабочую температуру путем добавления борной кислоты и/или перемещения регулирующих стержней.

Регулировка реактивности для поддержания 100% мощности по мере выгорания топлива в большинстве коммерческих PWR обычно достигается за счет изменения концентрации борной кислоты, растворенной в теплоносителе первого контура реактора. Бор легко поглощает нейтроны, поэтому увеличение или уменьшение его концентрации в теплоносителе реактора соответствующим образом повлияет на активность нейтронов. Для удаления воды из первичного контура высокого давления и повторной закачки воды обратно с различными концентрациями борной кислоты требуется целая система управления, включающая насосы высокого давления (обычно называемая системой загрузки и спуска). Стержни управления реактором, вставленные через головку корпуса реактора непосредственно в пучки топлива, перемещаются по следующим причинам:запустить реактор,остановить первичные ядерные реакции в реакторе,для учета кратковременных переходных процессов, таких как изменения нагрузки на турбину,

Стержни управления также могут использоваться для компенсации запасов ядерных поглотителей и компенсации истощения ядерного топлива . Однако эти эффекты чаще всего устраняются путем изменения концентрации борной кислоты в первом контуре теплоносителя.

Напротив, в реакторах BWR нет бора в теплоносителе реактора, и мощность реактора регулируется путем регулирования расхода теплоносителя реактора.

Преимущества

Реакторы PWR очень стабильны из-за их тенденции производить меньше энергии при повышении температуры; это облегчает эксплуатацию реактора с точки зрения стабильности.

Контур турбинного цикла PWR отделен от первого контура, поэтому вода во вторичном контуре не загрязнена радиоактивными материалами.

PWR могут пассивно остановить реактор в случае потери внешнего энергоснабжения, чтобы немедленно остановить первичную ядерную реакцию. Стержни управления удерживаются электромагнитами и падают под действием силы тяжести при потере тока; полная установка безопасно останавливает первичную ядерную реакцию.

Технологию PWR предпочитают страны, стремящиеся создать ядерный флот; компактные реакторы хорошо подходят для атомных подводных лодок и других атомных кораблей.

PWR являются наиболее широко используемым типом реакторов в мире, что позволяет широкому кругу поставщиков новых установок и деталей для существующих установок. Благодаря многолетнему опыту эксплуатации они наиболее близки к зрелым технологиям , существующим в ядерной энергетике.

PWR - в зависимости от типа - могут работать на МОКС-топливе и/или на российском ремикс-топливе (который имеет более низкую ²³⁹
Пу и выше ²³⁵
содержание U , чем в «обычном» МОКС-топливе U/Pu), что позволяет создать (частично) замкнутый ядерный топливный цикл .

Вода представляет собой нетоксичный, прозрачный, химически нереактивный (по сравнению, например, с NaK ) хладагент, который при комнатной температуре является жидким, что облегчает визуальный осмотр и техническое обслуживание. Его также легко и дешево получить, в отличие от тяжелой воды или даже ядерного графита .

По сравнению с реакторами, работающими на природном уране , PWR могут достигать относительно высокого выгорания . Типичный PWR будет заменять от четверти до трети своей топливной загрузки каждые 18-24 месяца, а также проходить техническое обслуживание и проверку, требующие остановки реактора, запланированные на это окно. Хотя на единицу произведенной электроэнергии расходуется больше урановой руды , чем в реакторе, работающем на природном уране, количество отработавшего топлива меньше, а остаток составляет обедненный уран , радиологическая опасность которого ниже, чем у природного урана.

Недостатки

Охлаждающая вода должна находиться под высоким давлением, чтобы оставаться жидкой при высоких температурах. Это требует высокопрочных трубопроводов и тяжелого сосуда под давлением и, следовательно, увеличивает затраты на строительство. Более высокое давление может увеличить последствия аварии с потерей теплоносителя . Корпус реактора изготовлен из пластичной стали, но во время работы установки нейтронный поток из реактора приводит к тому, что эта сталь становится менее пластичной. В конце концов пластичность стали достигнет пределов, определенных применимыми стандартами для котлов и сосудов под давлением, и сосуд под давлением необходимо отремонтировать или заменить. Это может быть непрактично или экономически нецелесообразно, и от этого зависит срок службы установки.

Также необходимы дополнительные компоненты высокого давления, такие как насосы теплоносителя реактора, компенсатор давления и парогенераторы. Это также увеличивает капитальные затраты и сложность электростанции PWR.

Высокотемпературный водный теплоноситель с борной кислотой растворенной в нем оказывает коррозионное воздействие на углеродистую сталь (но не на нержавеющую сталь ); это может привести к циркуляции продуктов радиоактивной коррозии в первом контуре теплоносителя. Это не только ограничивает срок службы реактора, но и системы, которые отфильтровывают продукты коррозии и регулируют концентрацию борной кислоты, значительно увеличивают общую стоимость реактора и увеличивают радиационное воздействие. В одном случае это привело к серьезной коррозии механизмов привода регулирующих стержней, когда раствор борной кислоты просочился через уплотнение между самим механизмом и первичной системой.

Из-за необходимости загрузки первого контура теплоносителя водо-водяного реактора бором образование нежелательного вторичного радиоактивного трития в воде более чем в 25 раз выше, чем в кипящих реакторах аналогичной мощности, из-за отсутствия в них элемента, замедляющего нейтроны. контур охлаждающей жидкости. Тритий образуется в результате поглощения быстрого нейтрона в ядре атома бора-10, который впоследствии распадается на атомы лития-7 и трития. Реакторы с водой под давлением ежегодно выбрасывают в окружающую среду несколько сотен кюри трития в рамках нормальной работы.

В природном уране содержится всего 0,7% урана-235, изотопа, необходимого для тепловых реакторов. Это приводит к необходимости обогащения уранового топлива, что существенно увеличивает затраты на производство топлива. По сравнению с реакторами, работающими на природном уране, на единицу урановой руды выделяется меньше энергии, хотя можно достичь более высокого выгорания. Ядерная переработка может «растянуть» запасы топлива как для реакторов на природном уране, так и для реакторов на обогащенном уране, но практически практикуется только для легководных реакторов, работающих на слабообогащенном топливе, поскольку в отработавшем топливе, например, реакторов CANDU, очень мало делящегося материала.

невозможно Поскольку вода действует как замедлитель нейтронов, построить реактор на быстрых нейтронах по схеме PWR . Однако в реакторе с пониженной водой-замедлителем может быть коэффициент воспроизводства больше единицы, хотя эта конструкция реактора имеет свои собственные недостатки.

Отработанное топливо PWR обычно имеет более высокое содержание делящегося материала, чем природный уран. Без ядерной переработки этот расщепляющийся материал не может быть использован в качестве топлива в PWR. Однако его можно использовать в CANDU лишь с минимальной переработкой в ​​процессе под названием «DUPIC» — прямое использование отработанного топлива PWR в CANDU.

Термический КПД , хотя и выше, чем у реакторов с кипящей водой , не может достичь значений реакторов с более высокими рабочими температурами, например, охлаждаемых высокотемпературными газами, жидкими металлами или расплавленными солями. Аналогичным образом, технологическое тепло, получаемое от PWR, не подходит для большинства промышленных применений, поскольку для них требуются температуры, превышающие 400 °C (752 °F).

Радиолиз и некоторые сценарии аварий, которые включают взаимодействие между горячим паром и оболочкой из циркаллоя, могут привести к образованию водорода из охлаждающей воды, что приведет к взрывам водорода как потенциальному сценарию аварии. Во время ядерной аварии на Фукусиме серьезной проблемой был взрыв водорода, повредивший здание защитной оболочки, хотя реакторы на станции были реакторами BWR , которые из-за наличия пара в верхней части корпуса высокого давления по конструкции несут больший риск такого происшествия. Некоторые реакторы содержат каталитические рекомбинаторы, которые позволяют водороду взаимодействовать с кислородом окружающей среды невзрывоопасным образом.

См. также

• Реактор с кипящей водой
• Список реакторов PWR
• Системы ядерной безопасности
• Усовершенствованный энергетический реактор KEPCO 1400 (APR-1400)
• Rosatom VVER-1200 (or AES-2006)
• Арева ЭПР
• Westinghouse Advanced Passive 1000 (AP1000)
• Китайский Hualong One (или HPR1000)
• Индийский IPWR-900

Ссылки

• Дудерштадт, Джеймс Дж .; Гамильтон, Луи Дж. (1976). Анализ ядерного реактора . Уайли. ISBN  978-0471223634 .
• Гласстоун, Сэмюэл; Сесонске, Александр (1994). Ядерное реакторостроение . Чепмен и Холл. ISBN  978-0412985218 .
• Жакмен, Дидье (2015). Аварии с расплавлением активной зоны ядерного реактора (PDF) . Институт радиационной защиты и ядерной безопасности . п. 12. ISBN  978-2-7598-1835-8 .
• Моузи, Дэвид (1990). Аварии на реакторах . Специальные публикации Nuclear Engineering International. стр. 92–94. ISBN  978-0408061988 .
• Ризнич, Йовица (2017). Парогенераторы для атомных электростанций . Издательство Вудхед. дои : 10.1016/B978-0-08-100894-2.00001-7 . ISBN  9780081008942 .
• Тонг, Л.С. (1988). Принципы совершенствования конструкции легководных реакторов . Полушарие. ISBN  978-0891164166 .

Внешние ссылки

• Ядерная наука и инженерия в MIT OpenCourseWare .
• Архивы документов на веб-сайте Комиссии по ядерному регулированию США.
• Принципы работы реактора с водой под давлением (видео на YouTube).
• Расход топлива водо-водяного реактора .