Herzlich willkommen in der Nucleopedia! Hierbei handelt es sich um eine freie Enzyklopädie, die sich auf den Bereich der Kernenergie spezialisiert hat. Die Inhalte sind frei verfügbar und unter Lizenz frei verwendbar. Auch Sie können zum Inhalt jederzeit beitragen, indem Sie als Benutzer den Seiteninhalt verbessern, erweitern oder neue Artikel erstellen.
Vielen Dank für Ihre Unterstützung an dem Projekt!

Benutzerkonto beantragen  Benutzerkonto anfordern

Indian Pressurized Water Reactor

Aus Nucleopedia
Wechseln zu: Navigation, Suche
Indian Pressurized Water Reactor
Grundlegende Informationen
Entwicklungsland Flag of India.svg Indien
Entwickler Bhabha Atomic Research Centre
Auslegung
Reaktortyp Druckwasserreaktor
Bauart Druckbehälter
Moderator Wasser
Kühlmittel Wasser
Reaktivitätskoeffizient Fairytale down.png negativ
Brennstoff
Brennstoff UO2
Form Gesinterte Pellets
Geometrie Hexagonal
Wechsel Im abgeschalteten Zustand
Abbrand 46260 MWd/t

Der Indian Pressurized Water Reactor (kurz IPWR) ist ein vom Bhabha Atomic Research Centre entwickelte Baulinie mit Druckwasserreaktor. Das Einsatzgebiet des Reaktormodells soll vornehmlich im indischen Raum sein, weshalb Anlagen dieses Typs bereits darauf ausgerichtet werden, zu den dortigen Bedingungen zu entsprechen. Der IPWR soll zusätzlich den Kernkraftwerkspark Indiens, dominiert durch den Indian Pressurized Heavy Water Reactor (IPHWR), ergänzen und eine wichtige Rolle darin spielen, die Erzeugungskapazitäten Indiens zu erweitern.

Geschichte

Die Entwicklungsbasis für den IPWR ist ein Druckwasserreaktor, der ursprünglich für U-Boote entwickelt wurde. 2003 ging am Standort Kalpakkam ein Prototypreaktor mit 20 MW in Bau.[1] Die Idee dahinter, diesen Reaktor auch für Leistungskernkraftwerke zu verwenden, war die logische Konsequenz aus Problemen beim Import von Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktor aus dem Ausland, sowie die Tatsache, dass alle Nationen, die ein größeren Bauprogramm für Kernkraftwerke besitzen, ihre eigenen Reaktordesigns haben, an denen sie ihre vollen Rechte halten. In erster Linie soll der Reaktor für den indischen Markt ausgerichtet werden, sekundär für einen etwaigen späteren Schritt seitens Indien, auf dem internationalen Markt Fuß zu fassen. Die Idee des Konzepts wurde bereits 2008 ausgearbeitet.[2] Im August 2013 begannen die Arbeiten am Entwurf des IPWR-900,[3] sodass bis Oktober 2013 ein Konzeptdesign des Reaktors vorgelegt werden konnte.[4] Damit ist die Auslegungsbasis des Reaktors, Daten und Werte fest entworfen worden. Auf Basis dessen besteht das Konzept auf dem Papier in den angestrebten Parametern. Auf dieser Basis begann Ende November 2014 Indien mit der Aufarbeitung des detailiierten Designs. Eine entsprechende Meldung über den Beginn der eigentlichen Projektion gab R. B. Grovera, Mitglied der IAEA, an die internationale Staatengemeinschaft weiter.[5][6] Die Entwicklung des IPWR ist einer der Flaggschiffprojekte des Bhabha Atomic Research Centre.[7]

In einer Stellungnahme seitens des Büros des Premierministers von Indien im März 2015 wurde erstmals davon geredet, dass man davon ausgehe, dass das Reaktordesign ab diesem Zeiotpunkg 2017 oder 2018 zur Verfügung stehe, bis zur Inbetriebnahme des ersten Reaktors ab diesem Zeitpunkt aber 10 bis 12 Jahre nötig seien, sodass man mit dem Reaktor frühstens zwischen 2025 und 2027 im Betrieb rechnen kann.[8]

Technik

Zur Zeit gibt es zwei Modelle, die in Erwägung gezogen werden, wobei diese auf der Primärseite technisch identisch sind, weshalb die technische Beschreibung gegeneinander nicht abweicht.

Kreisprozess

Beim IPWR-900 handelt es sich um einen Druckwasserreaktor mit vier Primärkreisläufen. Das Design orientiert sich damit an ähnlichen Reaktormodellen weltweit, die aktuell dem Stand der Technik entsprechend und weitläufig etabliert sind. Da es sich ausschließlich um Doppelblockanlagen handelt besteht jedes Kernkraftwerk mit IPWR aus den zwei Reaktorgebäuden, die jeweils als Einfachcontainment ausgelegt sind und jeweils ein Reaktorsystem, sowie ein Abklingbecken beinhalten, sowie die beiden Maschinenhallen, in denen sich jeweils eine Dampfturbine, Kondensator sowie die Wärmetauscher für die Nachzerfallswärmeabfuhr befinden. Obwohl es sich um eine Doppelblockanlage handelt sind die Systeme zueinander getrennt und nur baulich gesehen miteinander eng verbunden, sodass einige Räume von beiden Blöcken genutzt werden können. Dieses Auslegungsmerkmal wurde von den Schwerwasserreaktoren des Typs IPHWR übernommen, die die gleichen Charakteristika aufweisen.[9]

Das Kühlmittel Wasser wird in den Primärkreisläufen unter einem Druck von 157 bar über die vier Kaltseiten, welche einen Innendurchmesser von 850 mm besitzen, in den Reaktordruckbehälters geleitet und strömt dort die Innenwand entlang nach unten. Am Boden wird die Flussrichtung umgekehrt, so dass der Kern von unten durchströmt wird und sich das Wasser von 292°C auf ungefähr 323°C aufheizt. Von dort aus fließt es über die vier Heißseiten des Reaktordruckbehälters durch die beiden Rohrleitungen mit ebenfalls je 850 mm Innendurchmesser in die vier Dampferzeuger, welche als Rohrbündelwärmeübertrager ausgelegt sind. Nach der Wärmeübertragung wird das Kühlmittel jedes Kreislaufes mit einer Kreiselpumpe, zurück in den Reaktorkern gepumpt. Um den Druck in den Kreisläufen zu halten besitzt einer einen Druckhalter, welcher sich zwischen der Heißseite und dem Dampferzeuger befindet. Der Massenstrom durch den Kern beträgt bei einer Nennlast von 2700 MWth etwa 19.200 kg/s.[9]

Reaktordruckbehälter

Der Reaktordruckbehälter ist das Herzstück des Kraftwerks, da hier durch den Kernreaktor Masse direkt in Energie umgesetzt wird. Konkret geschieht dies durch induzierte Spaltung von schweren Atomkernen, wobei die daraus entstehenden Spaltprodukte einen höheren Massendefekt aufweisen als das schwere Ausgangsnuklid der Kernspaltung. Der IPWR verwendet als Leichtwasserreaktor thermische Neutronen, das Wasser im Primärkreislauf dient gleichzeitig als Moderator und als Kühlmittel. Das Moderieren (Abbremsen) der Neutronen erhöht dabei den Wirkungsquerschnitt für die Kernspaltung des Brennstoffes. Bei steigender Temperatur im Reaktor bilden sich verstärkt Dampfblasen aus, die Moderationswirkung des Wassers lässt nach, der Wirkungsquerschnitt sinkt und folglich auch die Zahl der Kernspaltungen (negativer Dampfblasenkoeffizient). Sicherheitstechnisch sinnvoll, behindert diese Eigenschaft jedoch eine beliebige Erhöhung der Blockleistung, so dass diese im Laufe des Anlagenlebens nur durch bessere Dampfturbinen und effizientere Wärmetauscher erhöht werden kann. Während des Betriebes wird dem Wasser Borsäure zugesetzt. Da Bor ein wirksamer Absorber für Neutronen ist, kann durch die Borsäurekonzentration die Leistung des Reaktors geregelt werden. Eine weitere automatische Leistungsregelung ergibt sich aus der physikalischen Abhängigkeit der Reaktivität von Brennstoff- und Kühlmitteltemperatur. Eine Temperaturerhöhung im Reaktor bedeutet auch eine erhöhte Brennstofftemperatur: Dadurch steigt die Neigung des durch thermische Neutronen schlecht spaltbaren Uran-238, Neutronen zu absorbieren.

Der Reaktordruckbehälter besitzt einen Innendurchmesser von 4,17 m und eine Wandstärke von 240 mm. Mit aufgesetztem Reaktordeckel beträgt die Gesamthöhe über 12,118 Meter. Er besteht auf Stahl des Typs SA-508 der Klasse 3 und ist nach den Standards der American Society of Mechanical Engineers (ASME) entworfen worden. Es gibt vier Öffnungen für die heißen Stränge sowie vier Öffnungen für die kalten Stränge, die in der Höhe versetzt sind. Grund hierfür ist die Vereinfachung der Reaktorkonstruktion. In Kernnähe wurde auf Schweißnähte am Reaktordruckbehälter verzichtet um etwaige Schwächung des Materials durch die Neutronen zu verringern. Unterstützt wird dieses Prinzip durch den Wasserspalt zwischen dem Kern und dem Druckbehälter, zwischen denen zusätzlich noch ein thermischer Schild, ein Kernmantel und ein Umlenkblech angebracht ist, das die Standzeit des Druckbehälters nachhaltig beeinflusst und so eine Einsatzdauer des Druckbehälters für 60 Jahre garantieren soll bei einer Volllastbelastung von 80 % der Zeit. Bei der restlichen Auslegung im Bezug auf die Druck- und Temperaturbelastung wurden vornehmlich der US-Standards nach ASME und NUREG-0800 umgesetzt.[9]

Laderythmus des IPWR mit drei Zyklen:
      - 51 Brennelemente (für 1. Zyklus)
      - 50 Brennelemente (für 2. Zyklus)
      - 50 Brennelemente (für 3. Zyklus)

Der Reaktorkern besitzt eine aktive Höhe von 3,6 Metern und besteht aus 151 Brennstoff- und 121 Steuerstabbündeln. In den geometrisch sechseckigen Brennelementen wird während der Kernspaltung die Wärme erzeugt. Jedes Brennelement hat 331 Positionen, in denen sich 311 Brennstäbe, 18 Steuerstabführungsrohre, 1 Instrumentierungsinstrument und 1 zentralen Wasserstab befinden. Hüllrohrmaterial ist eine Zircalloy-Legierung mit 1% Niob Anteil, das eine geringere Korrosion und Wasserstoffaufnahme haben soll als andere Zircalloy-sorten. Die Anreicherung der Brennelemente liegt im Schnitt bei 4,5 % um einen Zielabbrand von 50 GWd/t zu erreichen. Als abbrennbarer Absorber soll Gadolinium eingesetzt werden und kann in 24 Stäben als Reaktivitätsbegrenzer für das Erreichen von Spitzenfaktoren in den Brennelementen bei der Produktion zugeführt werden. Der Entwurf des Brennstoffs sieht den regulären Einsatz von Gadolinium in der Konzentration von 5 % in den Brennelementen für die Nachladung des Reaktors vor um etwaige Reaktivitätseffekte in den folgenden Brennstoffzyklen zu verhindern. Die Reaktivitätskontrolle geschieht außerdem mit Borsäure als löslicher Absorber im Moderator. Während zu Beginn eines Brennstoffzykluses die Konzentration hoch liegt, soll diese während des Betriebs den Ansprüchen und den auftretenden Reaktivitätseffekten langsam reduziert werden, sodass am Ende eines Zykluses keine Borsäure mehr im Wasser vorhanden ist.[9]

Als Laderythmus wurden ein Intervall von rund 410 Volllasttagen gewählt, der unter realen Betriebsbedingungen einen Brennstoffwechsel alle 18 Monate entsprechen würde. Für den IPWR wählte man einen homogenen Kern mit drei Brennstoffzonen (Bild rechts), die Brennelemente aus verschiedenen Zyklen enthalten. Ein Brennelement bleibt damit jeweils 3 Brennstoffzyklen (3 Zyklen × 18 Monate = 54 Monate, rund 4,5 Jahre) im Reaktor. Pro Brennstoffzyklus liegt der Zielabbrand bei 14,5 GWd/t, während der Zielabbrand des gesamten Kernes bei rund 46,26 GWd/t geschätzt wird. Zur Steuerung des Reaktors dienen 121 Steuerstabcluster, die aus Borcarbid und der Seltenerdverbindung Dysprosiumtitanat bestehen.[9]

Sicherheitstechnik

Überblick

Die Sicherheit eines Kernkraftwerks und auch des IPWR ist mit der großen Energiefreisetzung des Reaktorkerns verbunden. Dass die Energiefreisetzung geregelt erfolgt, auch in Ausnahmesituationen, sind eine Reihe von aktiven und passiven Sicherheitssystemen. Da die Anlage für den heimischen Markt ausgerichtet werden soll, muss sie Erdbeben in der Seismikzone IV standhalten können,[9] in der Beschleunigungen um die 0,25 g auftreten.[10]

Basis für den Reaktorbetrieb ist ein verlässliches Abschaltsystem für die Unterbrechung der Kernspaltung im Reaktorkern. Der IPWR besitzt zwei unterschiedliche Abschaltsysteme. Als erstes System dient das Reactor Control and Shut-off Rod Drive Mechanism (CSRDM), bestehend aus den Steuerstabclustern des Reaktors, die schnell in den Reaktorkern durch ihr Eigengewicht einfallen können. Da die Steuerstäbe an einer Magnetaufhängung befestigt ist, deren Magnetfeld elektrisch erzeugt wird, kann bei einem Stromausfall die Sicherheit gewährleistet werden, dass sich der Reaktor, durch die aufgrund ihres Eigengewichts einfallenden Steuerstäbe, abgeschaltet wird. Als zweites Abschaltsystem kommt das Liquid Boron Injection System zum Einsatz, das bei Versagen des ersten Abschaltsystems noch zusätzlich Borsäure in den Primärkreislauf geben kann, um so mit dem so genannten Neutronengift die Kettenreaktion zu unterbrechen. Das System wirkt aufgrund seiner Verteilung im System effektiver und kann auch bei Leistungsexkursionen verursacht durch einen Kontrollverlustunfall eingesetzt werden, um binnen Sekunden nach Beginn der erwarteten Transiente ohne Reaktorschnellabschaltung (ATWS).[9]

Subsysteme

Aktiv
  • Emergency Core Cooling System (ECCS): Das Kernnotkühlsystem speist im Falle eines Druckabfalls im Primärkreislauf des Wassers neues Kühlwasser über eine direkte Leitung Wasser in den Reaktorkern ein. Die Auslegung sieht bei einem Kühlmittelverluststörfall (LOCA) vor, dass einer der größten Leitungen im Primärsystem ein Leck aufweist. Um die Funktion des Systems garantieren, wurde ein glatter Schnitt an zwei Stellen des Systems angenommen, sodass ein Teil des Primärsystems in der Auslegungsgrundlage fehlt. Um die Funktion völlig sicherzustellen wurden die Hydroakkumulatoren, Wassertanks die das frische Speisewasser durch eine Stickstoffblase auf Druck halten, den Kern 10 mal fluten kann. Das System besteht auf vier einzelnen Systemen, von denen jedes 50 % Kühlen kann. Zur Funktionalität sind daher zwei Systeme nötig, womit die Gesamtauslegung 2×100 % beträgt.[9]
  • Fuel pool cooling and purification system: Das Kühlsystem dient zur Sicherstellung der Nachwärmeabfuhr aus dem Abklingbecken und der Reinigung des Wassers. Die Temperatur des Beckens soll konstant zwischen 32 und 35 °C liegen. Das System besitz zudem Filter um Unreinheiten aus dem Wasser zu entfernen. Grund hierfür ist die Gewährleistung eines klaren Wassers für das Personals, um immer einen Blick auf die Elemente zu ermöglichen. Neben dem Abklingbecken im Reaktorgebäude versorgt das System auch die Fuel Storage Bay im am Abklingbecken angeschlossenen Becken außerhalb des Reaktorgebäudes im Brennstoffgebäude mit Wasser. Dort werden neben abgebrannten Brennelementen auch frische Brennelemente unter Wasser gelagert. Das Becken außerhalb des Reaktorgebäudes hat eine Lagerkapazität für rund zehn Jahre. Der Wasserpegel in den Becken beträgt zwischen 5 und 10 Meter über Oberkante der Lagerkästen. Der Höchststand ist für den Lagerbetrieb vorgesehen, der Mindeststand für die Umsetzung von Brennelementen.[9]
  • Chemical and Volume Control System (CVCS): Das CVCS ist einer der wichtigen Reaktorhilfssysteme des Primärkreislaufes. Die Hauptfunktion besteht darin das Wasservolumen im Primärsystem zu steuern, den Wasserstand im Druckhalter, die Borsäurekonzentration im Wasser sowie das Wasser zu reinigen durch das Durchlaufen von Ionenaustauschern. Neben der Volumenregelung wird das System zur Zugabe von chemischen Mitteln eingesetzt, die für die Kühlwasserchemie, Enthärtung und Schonung von Komponenten unerlässlich ist.[9]
  • Liquid Boron Injection System (LBIS): Das System kann in abnormalen Abschaltszenarien zur schnellen Leistungsreduktion beitragen, indem es den Reaktor vergiftet durch die Zugabe von Borsäure. Im Normalbetrieb dient es als Beitrag zur Kühlwasserchemie und gibt kleine Mengen an Borsäure dem Kühlwasser zu, um Reaktivitätseffekte im Reaktorkern zu unterbinden.[9]
  • Residual Heat Removal System (RHRS): Das System führt die Nachwärme aus dem Primärkreislauf ab indem es die Wärme an das Betriebskühlwasssersystem des Component Cooling Water System überträgt. Das System kommt zum Einsatz, wenn der Block regulär abgeschaltet wurde zur Wartung oder aufgrund von Wartungen am Primärkreislauf. Das RHRS muss die Nachwärmeabfuhr sicherstellen, weshalb es mit vierfacher Redundanz von je 50 % ausgelegt wurde. Jeder der vier Systeme besteht aus je einer Pumpe, einen Wärmetauscher, eines eigenen Leitungssystemen mit den jeweils eigens dazu nötigen Regeleinrichtungen in Form von Ventilen, sowie der Instrumentierung die für den Betrieb benätigt wird. Zwei der vier Systeme sind jeweils nötig um die Nachwärmeabfuhr sicherzustellen.[9]
Passiv
  • Passive Decay Heat Removal System (PDHRS): Das passive Nachwärmeabfuhrsystem garantiert bei einem kompletten Stromausfall die Abfuhr der Nachzerfallswärme aus dem Reaktor. Innerhalb des Primärsystems bleibt ein natürlicher Umlauf des Kühlwassers bestehen durch die Konvektion von warmen und kalten Wasser. Die Wärme wird über die Dampferzeuger in den Sekundärkreislauf abgeführt, in dem sich Dampf bildet. Dies geschieht in allen vier Primärkreisen des Reaktors, weshalb das passive Nachwärmeabfuhr jeweils wie folgt ausgelegt ist: Der von den Dampferzeuger kommende Dampf wird in zwei vertikale Wärmetauscher geleitet, die in einen Kühlwasserbehälter in jedem Loop integriert sind. Das Wasser kondensiert in den Wärmetauschern und wird in den Dampferzeuger zurückgeleitet. Die Wärme der Wärmetauscher wurde unterdessen in den Kühlwassertank weitergegeben, in dem das Wasser verdampft und an die Umwelt abgeleitet wird. Die Gesamtkapazität des Kühlwasserbehälters beträgt 5000 Kubikmeter, sodass die Kühlung des Reaktors für sieben Tage sichergestellt werden kann.[9]
  • In-Vessel Retention (IVR): Der IPWR sieht bei einer Kernschmelze vor, das Corium im Reaktordruckbheälter zurückzuhalten. Um den Reaktordruckbehälter ist deshalb eine weitere Verkleidung angebracht, in der Wasser durch den gefluteten Reaktorschacht durch einen Einlass am Boden zwischen dem Druckbehälter und der Ummantelung fließt. Durch die Wärme, die das Corium an den Druckbehälter abgibt, erwärmt sich das Wasser, sodass ein Wasser-Dampf-Gemisch entsteht, das anschließend aufsteigt und das Containment ausfüllt.[9]

Steuerungstechnik

Als Instrumentierungs- und Kontrollsystem kommen computergestützte Systeme zum Einsatz, die den Betrieb des Kraftwerks auf Basis von Eingaben von der Instrumentierung in Form von Ist-Parametern, sowie den Operatoren durch die Eingabe von Soll-Parametern, umsetzen und analysieren. In der Regel sind alle Funktionen des Systems über die Schaltwarte regelbar. Sollte diese nicht zur Verfügung stehen, gibt es eine Reserveschaltwarte, von der aus man die Anlage steuern kann. Da es sich um eine Doppelblockanlage handelt, gibt es für beide Blöcke nur eine Warte, die technisch allerdings voneinander getrennt sind.[9]

Die nukleare Instrumentierung im Reaktorkern besteht aus einem Messsystem innerhalb des Reaktorkerns und außerhalb des Reaktorkerns. Jedes Brennelement besitzt ein Instrumentierungsrohr, in dem ein Messelement sitzt und die aktuellen Daten jedes einzelnen Brennelements ermittelt und überträgt. Die Intrumentierung innerhalb des Kerns umfasst selbstversorgene Neutronendetektoren in in sieben axialen Positionen verteilt sind, verteilt in über 50 Brennelementen. Außerhalb des Kerns befinden sich rund um den Kern in zwei Abständen Ionenmesskammern. Im ersten Ring, der sich näher am Kern befindet, sind sechs Kammer vorhanden, im zweiten Ring, der weiter vom Kern entfernt ist, insgesamt zwölf.[9]

Versionen

IPWR-700

Technisch gesehen ist der IPWR-700 identisch. Der Unterschied ist nur, dass die Turbinenanlage vom IPHWR-700 übernommen wurde, da das Design bereits erprobt ist.[11]

IPWR-900

Bei dem IPWR-900 handelt es sich um die Standardversion des IPWR.[9] Eine Standortsuche für die erste Referenzanlage wurde im Jahr 2014 initiiert.[12] Von den Kosten wird der Reaktor eher den Druckwasserreaktoren entsprechen, die international auf dem Markt aktuell verfügbar sind. Der Kostenvorteil wird daher nur relativ gering sein, auch nur unter der Voraussetzung, dass es sich um eine Reaktorserie handelt.[8]

IPWR-900 (Generation III)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 900 MWel Leistung: 2700 MWth Schleifen: 4 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 800 MWel Eintrittstemperatur: 292 °C Betriebsdruck: 157 bar Hochdruckteile:
Eigenbedarf: 100 MWel Austrittstemperatur: 323 °C Pumpenvolumenstrom: 5,33 m³/s Niederdruckteile:
Wirkungsgrad: 33 % Höhe des Kerns: 3,658 m Pumpenleistung: Aufbau:
Querbeschleunigung: Durchmesser des Kerns: 2,921 m Wärmetauscherfläche: Rotation:
Containment Abbrand: 46 GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 1 stck.       - 30 Brennelemente (BE)

      - 121 BE mit Steuerstäbe

Kern IPWR.png Betriebsdruck: Anzahl:
Einschlusstyp: Containment Speisewassertemp.: Scheinleistung:
Auslegungsdruck: Dampftemperatur: Effektivleistung:
Gebäudewandstärke: Dampfmassenstrom: Arbeitsspannung:
[13]

Einzelnachweise

  1. World Nuclear Association: Nuclear Power in India, 31.12.2014. Abgerufen am 15.01.2015 (Archivierte Version bei WebCite)
  2. NPCIL: Managing new nuclear power paradigm, 14.08.2008. Abgerufen am 15.01.2015 (Archivierte Version bei WebCite)
  3. India TV: BARC begins work on 900 MW pressurised water reactor, 12.08.2013. Abgerufen am 15.01.2015 (Archivierte Version bei WebCite)
  4. Asian Power: India prepares to build its largest nuclear reactor, 31.10.2013. Abgerufen am 15.01.2015 (Archivierte Version bei WebCite)
  5. AtomInfo.Ru: Индия приступила к созданию проекта собственного легководника мощностью 900 МВт(эл.), 12.01.2014. Abgerufen am 15.01.2015 (Archivierte Version bei WebCite)
  6. Российское атомное сообщество: Индия приступила к созданию проекта собственного легководника мощностью 900 МВт(эл.), 13.01.2015. Abgerufen am 15.01.2015. (Archivierte Version bei WebCite)
  7. BARC NEWSLETTER: Interview with Shri Sekhar Basu, Director, BARC, 2013. Abgerufen am 15.01.2015 (Archivierte Version bei WebCite)
  8. a b GOVERNMENT OF INDIA, DEPARTMENT OF ATOMIC ENERGY : UNSTARRED QUESTION NO.2441, 11.03.2015. Abgerufen am 16.05.2015 (Archivierte Version bei WebCite)
  9. a b c d e f g h i j k l m n o p q R. N. Sen, u.a.: Design and Development of Indian Pressurized Water Reactor, 2014. Abgerufen am 13.04.2013 (Archivierte Version bei WebCite)
  10. Dr. P. Anbazhagan: Introduction to Engineering Seismology Lecture 10. Seite 12. Abgerufen am 14.04.2013 (Archivierte Version bei WebCite)
  11. R. S. Yadav, u.a.: Activities Related to LWRs in India, 25.11.2014. Abgerufen am 15.01.2015 (Archivierte Version bei WebCite)
  12. R. S. Yadav: LWR ACTIVITIES IN INDIA, 18.06.2012. Seite 5. Abgerufen am 15.01.2015 (Archivierte Version bei WebCite)
  13. Rajit Kumar, u.a.: Technical Meeting on Technology Assessment for New Nuclear Power Programmes. 01.09.2015. Abgerufen am 27.05.2016 (Archivierte Version bei WebCite)

Siehe auch