Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску

Модель Toshiba ABWR .

Усовершенствованный реактор кипящей воды ( ABWR ) представляет собой третий поколения реактор с кипящей водой . ABWR в настоящее время предлагается 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 Кашивадзаки-Карива считается первым в мире реактором третьего поколения.

Реакторы с кипящей водой (BWR) являются второй наиболее распространенной [1] формой легководного реактора с конструкцией прямого цикла, в которой используется меньше крупных компонентов подачи пара, чем в реакторе с водой под давлением (PWR), в котором используется непрямой цикл. ABWR представляет собой современное состояние реакторов с кипящей водой [ необходима цитата ] и является первым полностью построенным реактором поколения III [ необходима цитата ] с несколькими завершенными и работающими реакторами. [ необходима цитата ] Первые реакторы были построены вовремя и в рамках бюджета в Японии, другие строятся там и на Тайване . ABWR были заказаны в Соединенных Штатах, в том числе два реактора на площадке проекта Южный Техас (хотя проект в настоящее время приостановлен [2] ). Как сообщается, проекты на Тайване и в США [3] имеют завышенный бюджет.

Стандартная конструкция установки ABWR имеет полезную электрическую мощность около 1,35  ГВт , генерируется примерно из3926 МВт тепловой мощности.

Обзор конструкции [ править ]

Поперечное сечение армированного бетонного корпуса (RCCV) проекта ABWR в Великобритании
Сосуд под давлением от ABWR. 1: Активная зона реактора 2: Регулирующие стержни 3: Внутренний водяной насос 4: Трубопровод пара к турбогенератору 5: Поток охлаждающей воды к активной зоне

ABWR представляет собой эволюционный путь для семейства BWR с многочисленными изменениями и улучшениями предыдущих конструкций BWR.

Основные области улучшения включают:

  • Добавление внутренних насосов реактора (RIP), установленных на дне корпуса реактора высокого давления (RPV) - всего 10 - которые обеспечивают улучшенную производительность, устраняя при этом большие рециркуляционные насосы в защитной оболочке и связанные с ними соединения большого диаметра и сложных трубопроводов с корпусом RPV ( например, контур рециркуляции, который использовался в более ранних моделях BWR). Только двигатель RIP расположен за пределами корпуса реактора в ABWR. Согласно Документу по контролю проектирования уровня 1 (который является официально сертифицированным документом Комиссии по ядерному регулированию, в целом описывающим проект станции), каждый RIP имеет номинальную мощность6912 м 3 / ч .
  • Возможности регулировки управляющей тяги были дополнены добавлением электрогидравлического привода управляющей тяги точного движения (FMCRD), позволяющего выполнять точную настройку положения с помощью электродвигателя, не теряя при этом надежность или избыточность традиционных гидравлических систем, которые предназначены для выполнить быстрое отключение в2,80 с от получения инициирующего сигнала или ARI (альтернативное введение стержня) в течение большего, но все еще незначительного периода времени. FMCRD также улучшает эшелонированную защиту в случае возникновения чрезвычайных ситуаций, связанных с первичной гидравликой и ОРЗ.
  • Полностью цифровая система защиты реактора (RPS) (с резервным цифровым резервным копированием, а также с резервным резервным копированием вручную) обеспечивает высокий уровень надежности и упрощает обнаружение условий безопасности и реагирование на них. Эта система инициирует быстрое гидравлическое введение управляющих стержней для отключения (известное инженерами-ядерщиками как SCRAM ), когда это необходимо. Логика быстрого отключения по двум параметрам из четырех на каждый параметр гарантирует, что нежелательные быстрые отключения не будут вызваны отказом одного прибора. RPS может также вызвать ARI, обкатку стержня FMCRD, чтобы остановить ядерную цепную реакцию. Срабатывание резервной системы управления жидкостью (SLCS) обеспечивается в виде разнообразной логики в маловероятном случае ожидаемого переходного процесса без аварийной остановки.
  • Полностью цифровое управление реактором (с резервным цифровым резервным копированием и резервным резервным ручным (аналоговым) резервированием) позволяет диспетчерской легко и быстро контролировать работу и процессы завода. Отдельные резервные шины цифрового мультиплексирования, связанные с безопасностью и не связанные с безопасностью, обеспечивают надежность и разнообразие контрольно-измерительных приборов и управления.
    • В частности, реактор автоматизирован для запуска (т. Е. Инициирования цепной ядерной реакции и выхода на мощность) и для стандартного останова с использованием только автоматических систем. Конечно, люди-операторы по-прежнему играют важную роль в управлении реактором и надзоре за ним, но большая часть работы по приведению реактора в режим питания и отключению питания может быть автоматизирована по усмотрению оператора.
  • Система аварийного охлаждения активной зоны (ECCS) была улучшена во многих областях, обеспечивая очень высокий уровень эшелонированной защиты от аварий, непредвиденных обстоятельств и инцидентов.
    • Вся система разделена на 3 подразделения; каждое подразделение способно самостоятельно отреагировать на максимально возможную ограничивающую неисправность / проектную аварию (DBA) и прекратить аварию до открытия активной зоны, даже в случае потери внешнего электроснабжения и потери надлежащей питательной воды. Предыдущие BWR имели 2 отделения, и прогнозировалось, что в случае серьезной аварии на короткое время произойдет вскрытие (но без повреждения активной зоны) до реагирования САОЗ.
    • Восемнадцать SORV (предохранительные клапаны сброса избыточного давления), восемь из которых являются частью ADS (системы автоматического сброса давления), обеспечивают быстрое смягчение последствий избыточного давления в корпусе реактора и при необходимости, что в реакторе можно быстро сбросить давление до уровня низкого давления. может использоваться основной затопитель (LPCF, режим высокой производительности системы отвода остаточного тепла, который заменяет LPCI и LPCS в предыдущих моделях BWR).
    • Кроме того, LPCF может осуществлять нагнетание при гораздо более высоких давлениях корпуса реактора, обеспечивая повышенный уровень безопасности в случае поломок среднего размера, которые могут быть достаточно малыми, чтобы привести к медленному естественному сбросу давления, но могут быть достаточно большими, чтобы привести к распылению сердечника / охлаждающей жидкости под высоким давлением. возможности систем впрыска подавлены размером разрыва.
    • Хотя силовая шина класса 1E (связанная с безопасностью) по-прежнему питается от 3 высоконадежных аварийных дизель-генераторов, связанных с безопасностью, дополнительная силовая шина для защиты инвестиций предприятия, использующая газовую турбину для сжигания, расположена на месте для выработки электроэнергии для обеспечения защиты - всесторонняя защита от непредвиденных ситуаций, связанных с отключением электроэнергии на станции, а также для питания важных, но не критичных с точки зрения безопасности систем в случае потери внешнего электроснабжения.
    • Хотя одно подразделение САОЗ не имеет мощности заводнения при высоком давлении (HPCF), существует паровой турбонасос с изоляционным охлаждением активной зоны реактора (RCIC) с классом безопасности, который рассчитан на высокое давление и имеет обширную резервную батарею для своих контрольно-измерительных приборов и оборудования. системы управления, обеспечивающие поддержание охлаждения даже в случае полного отключения электроэнергии на станции с отказом всех 3 аварийных дизель-генераторов, газовой турбины внутреннего сгорания, резервного аккумулятора и дизельных насосов пожаротушения.
    • Под корпусом реактора имеется чрезвычайно толстая подкладка из базальтового железобетона, которая будет улавливать и удерживать любой нагретый расплав активной зоны, который может упасть на эту площадку в чрезвычайно непредвиденных ситуациях. Кроме того, внутри стены есть несколько плавких перемычек, отделяющих мокрый колодец от нижнего сухого колодца, которые заливают площадку с использованием водоснабжения колодца, обеспечивая охлаждение этой зоны даже при выходе из строя стандартных систем смягчения последствий.
  • Защитная оболочка была значительно улучшена по сравнению с обычным типом Mark I. Подобно обычному типу Mark I, он относится к типу подавления давления, разработан 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 колодце (или тор в случае Mark I), низкая температура которого приведет к конденсации пара обратно в жидкую воду. Это сохранит низкое давление в защитной оболочке. Примечательно, что типичная защитная оболочка ABWR имеет множество упрочненных слоев между внутренней частью первичной защитной оболочки и внешней защитной стенкой и имеет кубическую форму. Одним из основных улучшений является то, что реактор имеет стандартное сейсмическое ускорение при безопасном останове, равное 0,3G; кроме того, он разработан, чтобы противостоять торнадо со скоростью ветра> 320 миль в час.Сейсмическое упрочнение возможно в сейсмоопасных районах, оно было выполнено на заводе Lungmen на Тайване, который подвергся усилению на 0,4. г в любом направлении.
  • ABWR рассчитан на срок службы не менее 60 лет. Сравнительно простая конструкция ABWR также означает, что не нужно заменять дорогие парогенераторы, что снижает общую стоимость эксплуатации.
  • Согласно оценке вероятностного риска GEH, событие повреждения активной зоны может происходить не чаще, чем один раз в шесть миллионов лет, поскольку частота повреждения активной зоны (CDF) ABWR составляет1,6 × 10 −7 , второй по наименьшей вероятности CDF после ESBWR .

В корпусе реактора и ядерной системе подачи пара (NSSS) внесены значительные усовершенствования, такие как замена RIP, устранение обычных контуров трубопроводов внешней рециркуляции и насосов в защитной оболочке, которые, в свою очередь, приводят в действие струйные насосы, создающие принудительный поток в корпусе реактора. RIP обеспечивают значительные улучшения, связанные с надежностью, производительностью и техническим обслуживанием, включая снижение профессионального радиационного облучения, связанного с действиями по защитной оболочке во время остановов технического обслуживания. Эти насосы приводятся в действие двигателями с мокрым ротором, корпуса которых соединены с нижней частью корпуса реактора, что исключает необходимость использования внешних рециркуляционных труб большого диаметра, которые являются возможными путями утечки. 10 внутренних рециркуляционных насосов расположены в нижней части области сливного стакана кольцевого пространства (то есть между кожухом активной зоны и внутренней поверхностью корпуса реактора). Как следствие,внутренние рециркуляционные насосы исключают все струйные насосы в корпусе реактора, все большие насосы и трубопроводы с внешним контуром рециркуляции, запорные клапаны и сопла большого диаметра, проходящие через корпус реактора и необходимые для всасывания воды из корпуса реактора и возврата ее в корпус реактора. Таким образом, такая конструкция снижает наихудшую утечку ниже области активной зоны до эффективного эквивалента утечки диаметром 2 дюйма (51 мм). Традиционная 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, требуемую для САОЗ.Таким образом, такая конструкция снижает наихудшую утечку ниже области активной зоны до эффективного эквивалента утечки диаметром 2 дюйма (51 мм). Традиционная 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, требуемую для САОЗ.Таким образом, такая конструкция снижает наихудшую утечку ниже области активной зоны до эффективного эквивалента утечки диаметром 2 дюйма (51 мм). Традиционная 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, требуемую для САОЗ.

Первые реакторы, в которых использовались насосы внутренней рециркуляции, были спроектированы компанией ASEA-Atom (ныне Westinghouse Electric Company путем слияний и поглощений, которая принадлежала Toshiba ) и построены в Швеции . Эти заводы очень успешно работают уже много лет.

Внутренние насосы снижают требуемую мощность откачки для того же потока примерно до половины, чем требуется для системы струйных насосов с внешними контурами рециркуляции. Таким образом, помимо повышения безопасности и затрат за счет отказа от трубопроводов, повышается общий тепловой КПД установки. Отсутствие внешнего рециркуляционного трубопровода также снижает уровень профессионального облучения персонала во время технического обслуживания.

Функциональной особенностью конструкции ABWR являются электрические приводы штока управления точным перемещением , впервые использованные в BWR компании AEG (позже Kraftwerk Union AG, теперь AREVA ). Более старые модели BWR использовать гидравлическую систему блокировки для перемещения поршня регулирующих стержней с шагом шесть дюймов в. Конструкция электрического стержня управления точным перемещением значительно улучшает положительное фактическое положение стержня управления и аналогичным образом снижает риск аварии привода стержня управления до такой степени, что не требуется ограничитель скорости у основания крестообразных лопастей стержня управления.

Сертификаты и разрешения [ править ]

Немного другие версии ABWR предлагаются GE-Hitachi, Hitachi-GE и Toshiba. [4]

В 1997 году проект GE-Hitachi US ABWR был сертифицирован Комиссией по ядерному регулированию США в качестве окончательного проекта в окончательной форме , что означает, что его характеристики, эффективность, производительность и безопасность уже были проверены, что упрощает бюрократическую разработку, а не несертифицированный дизайн. [5]

В 2013 году, после покупки Horizon Nuclear Power , Hitachi вместе с Управлением по ядерному регулированию Великобритании начала процесс общей оценки конструкции Hitachi-GE ABWR . [6] Это было завершено в декабре 2017 года. [7]

В июле 2016 года Toshiba отозвала продление сертификации конструкции в США для ABWR, поскольку «становится все более очевидным, что снижение цен на энергию в США не позволяет Toshiba ожидать дополнительных возможностей для строительных проектов ABWR». [8]

Места [ править ]

ABWR имеет лицензию на работу в Японии, США и на Тайване, хотя большинство строительных проектов были приостановлены или отложены.

Япония и Тайвань [ править ]

Строительство ABWR на атомной электростанции Lungmen в городе Нью-Тайбэй , Тайвань .

По состоянию на декабрь 2006 года в Японии находились в эксплуатации четыре ABWR: блоки 6 и 7 Касивадзаки-Карива , открытые в 1996 и 1997 годах, блок 5 Хамаока , открытый в 2004 году, начав строительство в 2000 году, и Shika 2 начала коммерческую эксплуатацию 15 марта. 2006. Еще два частично построенных реактора находятся в Лунгмене на Тайване и еще один ( АЭС Симанэ 3) в Японии. Работы на Лунгмэнь были остановлены в 2014 году. Работы на Симанэ были остановлены после землетрясения 2011 года [9]

Соединенные Штаты [ править ]

19 июня 2006 г. NRG Energy подала письмо о намерениях в Комиссию по ядерному регулированию на строительство двух реакторов ABWR мощностью 1358 МВт (эл.) На площадке проекта в Южном Техасе . [10] 25 сентября 2007 г. NRG Energy и CPS Energy подали в NRC запрос на получение лицензии на строительство и эксплуатацию (COL) для этих станций. NRG Energy - коммерческий производитель, а CPS Energy - крупнейшая муниципальная коммунальная компания в стране. COL был утвержден NRC 9 февраля 2016 года. [11] Из-за рыночных условий эти два запланированных блока могут никогда не быть построены, и у них не будет запланированной даты строительства. [12]

Соединенное Королевство [ править ]

Horizon Nuclear Power были планы построить Hitachi-GE реактора ABWR в Wylfa в Уэльсе [13] и Oldbury в Англии. [14] [4] Оба проекта были приостановлены в марте 2012 года акционерами ( RWE и E-ON ) [15], чтобы выставить Horizon на продажу, а новым владельцем стала Hitachi . «Приказ о согласии разработчиков» для Wylfa был принят в июне 2018 года, а в августе Bechtel были назначены руководителями проекта. Ожидается, что первый реактор будет введен в эксплуатацию в середине 2020-х годов, а строительство в Олдбери должно начаться через несколько лет после этого. [16] Однако 17 января 2019 года Horizon Nuclear Powerобъявил о приостановке обоих этих проектов по финансовым причинам. [17] [18]

Надежность [ править ]

По сравнению с аналогичными конструкциями, четыре работающих ABWR часто останавливаются из-за технических проблем. [19] Международное агентство по атомной энергии документирует это с помощью «эксплуатационного фактора» (время подачи электроэнергии относительно общего времени с момента начала коммерческой эксплуатации). Первые две станции в Кашивадзаки-Карива (блоки 6 и 7) достигают эксплуатационных показателей общего срока службы 70%, что означает, что около 30% времени с момента ввода в эксплуатацию они не производили электроэнергию. [20] [21] Например, в 2010 году производственная мощность Kashiwazaki-Kariwa 6 составляла 80,9%, а в 2011 году - 93%. [22]Однако в 2008 году он не производил электроэнергию, так как установка была отключена на техническое обслуживание, и, следовательно, ее эксплуатационная мощность в этом году составляла 0%. [22] В отличие от других современных атомных электростанций, таких как корейская OPR-1000 или немецкая Konvoi, коэффициент эксплуатации составляет около 90%. [23]

Выходную мощность двух новых ABWR на электростанциях Хамаока и Шика пришлось снизить из-за технических проблем в секции паровых турбин электростанций . [24] После дросселирования обеих электростанций у них по-прежнему наблюдается повышенное время простоя, а коэффициент эксплуатации за весь срок службы составляет менее 50%. [25] [26]

Реакторный блок [27]Чистая выходная мощность
(планируемая полезная выходная мощность)
Начало коммерческой эксплуатации		Эксплуатационный коэффициент [28] с момента ввода в эксплуатацию
до 2011 г.
ХАМАОКА-51212 МВт (1325 МВт)18.01.200546,7%
КАШИВАЗАКИ КАРИВА-61315 МВт07.11.199672% [22]
КАШИВАЗАКИ КАРИВА-71315 МВт02.07.199668,5%
ШИКА-21108 МВт (1304 МВт)15.03.200647,1%

Развертывания [ править ]

Название заводаКоличество реакторовНоминальная мощностьМесто расположенияОператорСтроительство начатоЗавершенный год (первая критичность)Стоимость (долл. США)Примечания
Атомная электростанция Касивадзаки-Карива21356 МВтКасивадзаки , ЯпонияТЕПКО1992,19931996,1996Первая установка . После землетрясения 11 марта 2011 года все перезапущенные блоки были остановлены, и проводятся работы по повышению безопасности. По состоянию на октябрь 2017 года ни один блок не был перезапущен, а самая ранняя предлагаемая дата перезапуска - апрель 2019 года (для реакторов 6 и 7, использующих ABWR). [29] [30] [31]
Атомная электростанция Шика11358 МВтШика , ЯпонияHokuriku Electric Power Company2001 г.2005 г.В настоящее время электростанция не производит электроэнергию из-за ядерной катастрофы на Фукусима-дайити 2011 года.
Атомная электростанция Хамаока11267 МВтОмаэдзаки , ЯпонияChuden2000 г.2005 г.14 мая 2011 года Хамаока 5 была остановлена ​​по запросу правительства Японии.
Реактор 3 АЭС Симанэ11373 МВтМацуэ , ЯпонияЭнергетическая компания Чугоку2007 г.Строительство приостановлено в 2011 г.
Атомная электростанция Лунгмен21350 МВтГородок Гунляо , Китайская РеспубликаТайваньская энергетическая компания1997 г.После 2017 года9,2 миллиарда долларовСтроительство остановлено в 2014 г.
Атомная электростанция Хигасидори31385 МВтХигасидори , ЯпонияTohoku Electric Power и TEPCOНет твердых планов
Эма АЭС11383 МВтОма , ЯпонияJ-Power2010 г.После 2021 г.В декабре 2014 года компания J-Power подала заявку на проверку безопасности на атомной электростанции в Оме, запуск которой запланирован на 2021 год. [32]
Южный Техасский проект21358 МВтБэй-Сити, Техас , СШАNRG Energy , TEPCO и CPS Energy14 миллиардов долларовЛицензия выдана в 2016 г., строительство в настоящее время не планируется [33]

Дизайн ABWR-II [ править ]

Рассмотрен ряд вариантов конструкции с выходной мощностью от 600 до 1800 МВт. [34] Наиболее развитым вариантом конструкции является ABWR-II, начатый в 1991 году, увеличенный ABWR мощностью 1718 МВт, предназначенный для повышения конкурентоспособности ядерной энергетики в конце 2010-х годов. [35] Ни один из этих проектов не был развернут.

Новые конструкции позволили снизить эксплуатационные расходы на 20%, капитальные затраты на 30% и сократить запланированный 30-месячный график строительства. Конструкция позволила бы более гибко выбирать ядерное топливо. [36]

См. Также [ править ]

  • Атомная энергия
  • Ядерная безопасность в США
  • Экономика новых АЭС
  • Реактор с водой под давлением
  • Реактор пониженного замедления воды
  • Усовершенствованный тяжеловодный реактор
  • Другие конструкции поколения III
    • EPR
    • AP1000
    • ESBWR
    • США-APWR
    • ВВЭР-ТОИ
    • ACR

Ссылки [ править ]

  1. ^ "Глобальная приборная панель базы данных реакторов - Всемирная ядерная ассоциация" . world-nuclear.org .
  2. ^ «NRG завершает проект по строительству новых ядерных реакторов» . Далласское утро New. 19 апреля 2011 . Проверено 14 марта 2015 года .
  3. ^ «6,1 миллиона долларов потрачено на прекращение ядерной сделки» Express News Статья о прекращении расширения STNP CPS Energy
  4. ^ a b «Bechtel будет управлять проектом Wylfa Newydd» . Мировые ядерные новости. 22 августа 2018 . Проверено 23 августа 2018 года .
  5. ^ "Страница информации о сертификации дизайна - ABWR" . Заявки на сертификацию дизайна . Федеральное правительство США , Комиссия по ядерному регулированию США , Роквилл , Мэриленд , США. 3 июня 2009 . Проверено 28 августа 2009 года .
  6. ^ «Набор ABWR для оценки дизайна в Великобритании» . Nuclear Engineering International. 16 января 2013 . Проверено 26 января 2013 года .[ постоянная мертвая ссылка ]
  7. ^ «Конструкция Hitachi-GE ABWR разрешена для использования в Великобритании» . Мировые ядерные новости. 14 декабря 2017 года . Проверено 3 января 2018 года .
  8. ^ «Toshiba отзывает заявку на сертификацию ABWR» . Мировые ядерные новости. 1 июля 2016 . Проверено 5 июля, 2016 .
  9. ^ "Строительство японского реактора, чтобы возобновить" . Мировые ядерные новости. 1 октября 2012 . Проверено 18 июня 2019 года .
  10. ^ "Международная ядерная инженерия" . 23 июня 2006 года архивации с оригинала на 17 мая 2007 года . Проверено 18 июня 2019 года .
  11. ^ "Регулирующие органы одобряют новые ядерные реакторы недалеко от Хьюстона - HoustonChronicle.com" . www.houstonchronicle.com . 10 февраля 2016 г.
  12. ^ «Федералы одобряют новые ядерные реакторы около Хьюстона» . 9 февраля 2016 г.
  13. ^ «Уилфа Ньюидд - О нашем сайте» . www.horizonnuclearpower.com .
  14. ^ "Сайт атомной электростанции Oldbury - Horizon Nuclear Power" . www.horizonnuclearpower.com .
  15. ^ "RWE и E.On остановить ядерные планы Великобритании в Уилфе и Олдбери" . BBC. 29 марта 2012 . Проверено 29 марта 2012 года .
  16. ^ "Сайт атомной электростанции Oldbury - Horizon Nuclear Power" . www.horizonnuclearpower.com . Проверено 3 октября 2018 года .
  17. ^ «Horizon приостанавливает строительство новых ядерных объектов в Великобритании» . Hitachi в Европе . 17 января 2019 . Проверено 10 апреля 2019 года .
  18. ↑ Воган, Адам (17 января 2019 г.). «Hitachi ломает атомную электростанцию ​​в Уэльсе стоимостью 16 миллиардов фунтов стерлингов» . Хранитель . ISSN 0261-3077 . Проверено 17 января 2019 года . 
  19. ↑ Томас, Стив (май 2018 г.). Недостатки усовершенствованного реактора с кипящей водой (ABWR), предложенного для атомной электростанции Wylfa (PDF) (Отчет). Гринпис . Проверено 20 апреля 2019 года .
  20. ^ [1] [ неработающая ссылка ]
  21. ^ [2] Архивировано 4 июня 2011 года в Wayback Machine.
  22. ^ a b c «Архивная копия» . Архивировано из оригинального 7 -го августа 2016 года . Проверено 12 февраля 2013 года .CS1 maint: заархивированная копия как заголовок ( ссылка )
  23. ^ МАГАТЭ - Ядерные энергетические реакторы в мире - издание 2010 г. - Вена 2010 г.
  24. ^ "Архивная копия" . Архивировано из оригинального 13 марта 2017 года . Проверено 17 июля 2011 года .CS1 maint: заархивированная копия как заголовок ( ссылка )
  25. ^ [3] [ мертвая ссылка ]
  26. ↑ [4] МАГАТЭ. Архивировано 4 июня 2011 г. в Wayback Machine.
  27. ^ Мощность реактора информационная система в МАГАТЭ : Япония: Ядерные реакторы - алфавитный « архивации 18 июля 2011, в Wayback Machine (Englisch)
  28. ^ "ENTRAC" . entrac.iaea.org .
  29. ^ «Tepco может попросить американское коммунальное предприятие проинспектировать атомную станцию ​​Кашивадзаки-Карива» . 30 октября 2014 . Проверено 7 февраля 2017 г. - через Japan Times Online.
  30. ↑ Reuters: Акции Tepco резко упали после того, как новичок в антиядерной борьбе победил на выборах в Японии , дата обращения: 4 декабря 2016 г.
  31. ^ «Tepco рассматривает возможность перезапуска в 2019 году гигантской атомной электростанции Кашивадзаки-Карива» . The Japan Times . 22 апреля 2017 . Проверено 16 октября 2017 года .
  32. ^ "J-Power продвигается вперед с атомной станцией в Оме, несмотря на местную напряженность" . The Japan Times . 16 декабря, 2014. Архивировано из оригинала на 4 марта 2017 года . Проверено 3 марта 2017 года .
  33. ^ «NRG завершает проект по строительству новых ядерных реакторов» . Далласские новости . 19 апреля 2011 г.
  34. ^ «Атомная энергетика в Японии» . Всемирная ядерная ассоциация. 22 октября 2012 . Проверено 31 октября 2012 года .
  35. ^ Кацуми Ямада1; Сатоко Таджима; Масааки Цубаки; Хидео Сонеда (15–19 сентября 2003 г.). «Дизайн ABWR и его развитие - Проектирование основных систем ABWR и ABWR-II» (PDF) . 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 года . Цитировать журнал требует |journal=( помощь )[ постоянная мертвая ссылка ]
  36. ^ «Архивная копия» (PDF) . Архивировано из оригинального (PDF) 18 июля 2013 года . Проверено 9 мая 2013 года . CS1 maint: заархивированная копия как заголовок ( ссылка )

Внешние ссылки [ править ]

  • Официальная страница GE Energy для ABWR
  • Страница выданной сертификации дизайна NRC на ABWR
  • Инженерные средства безопасности в ABWR