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Kernkraftwerk Monju

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Kernkraftwerk Monju
Monju.JPG
Standort
Land Flag of Japan.svg Japan
Präfektur Fukui
Ort Tsuruga
Koordinaten 35° 44′ 25″ N, 135° 59′ 14″ OTerra globe icon light.png 35° 44′ 25″ N, 135° 59′ 14″ O
Reaktordaten
Eigentümer Japan Atomic Energy Agency
Betreiber Japan Atomic Energy Agency
Stillgelegt 1 (280 MW)
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Die Quellen für diese Angaben sind in der Zusatzinformation einsehbar.

Das Kernkraftwerk Monju (japanisch もんじゅ核電站, Bedeutung von „Monju“ [jp. もんじゅ] aus dem Japanischen für „Weisheit“[1]), steht nahe der Stadt Tsuruga in der Präfektur Fukui. Die auf der Halbinsel Tsuruga stehende Anlage liegt direkt am Meer in näherer Umgebung zu den Kernkraftwerken Mihama, Tsuruga und Fugen. Nach einem Natriumleck während des Probebetriebs wurde die Anlage abgeschaltet. Ein Neustart ist geplant, jedoch seit der Katastrophe von Fukushima umstritten. Die Anlage stellt ein Schlüsselobjekt in der japanischen Brüterentwicklung dar.

Geschichte

Die Anlage Monju wurde erstmals in den 1970ern analog zum Forschungsreaktor Jōyō geplant als kommerzielles Modell, dass bis 1977 erstmals die Kritikalität erreichen sollte. Durch Bauverzögerungen bei Jōyō wurde Monju in der folge ebenfalls verzögert.[2] Die Entwicklung des Reaktormodells selbst begann bereits 1967, das fertige Design wurde im Juni 1975 erreicht. Hauptziele des Modells waren die Auslegung auf Wirtschaftlichkeit, kommerzielle Sicherheit, sowie einfache Bedienbarkeit und Wartungsmöglichkeiten. Neben Natrium als Kühlmittel wurden 1971 auch andere Lösungen wie Wasser in Betracht gezogen, jedoch fallen gelassen. Die Erprobung der Brennelemente erfolgte zur etwa der gleichen Zeit im Reaktor Rapsodie und dem Dounreay Fast Reactor im Vereinten Königreich. Ab 1970 erfolgte die Erprobung verschiedener Turbinensysteme sowie Leckageexperimente mit Natrium.[3] Mit dem Baubeginn wurde spätestens 1976 gerechnet.[4]

Probleme an den Pumpen brachten das Projekt weiter in Verzug. Grund ist ein Konstruktionsfehler am Schaft, der mit der unteren Spitze den biologischen Schild berührte. Durch die Vergrößerung des Spiels des Schaftes von 1,5 Millimeter auf fünf Millimeter konnte diese Situation verbessert werden, sodass dieses Problem erst nach mehr als 15000 Betriebsstunden auftrat. Da der Schaft jedoch für die Pumpe unnormal lang ist, kann dieses Problem langfristig nicht behoben werden.[5] Im Jahr 1976 wurde der Standort auf der Tsuruga Halbinsel gewählt und geologische, sowie metrologische Daten gesammelt. Man hoffte darauf, dass die Lizenzierung schnell vonstatten geht, um mit dem Bau 1979 beginnen zu können.[6] Bis 1978 beabsichtigte die Industrie die Inbetriebnahme des 300 MW-Demonstrationskraftwerks zwischen 1987 und 1988 vorzunehmen.[7]

Nach Stand des Jahres 1979 sollte noch im gleichen Jahr oder 1980 der erste Spatenstich erfolgen.[8] Doch erst am zweiten Juli 1982 erfolgte der erste Spatenstich und damit die Vorarbeiten für das Projekt.[9] Die Kosten für die Anlage wurden noch 1981 mit drei Milliarden Dollar beziffert.[10] Bereits zu diesem Zeitpunkt überstieg das Projekt die ehemals vorgesehenen Projektkosten von 1,33 Milliarden Dollar.[11] Der Baubeginn verzögerte sich jedoch weiter, sodass erst 1983 die Sicherheitsprüfung des Designs für die Lizenz vorgenommen wurde.[12] Im Mai 1983 erfolgte die Genehmigung des Konzeptes. Zeitgleich bestanden bereits Pläne für die weiterentwickelte Version des Reaktors mit einer Leistung von 1000 MW, dessen Baubeginn auf privatwirtschaftlicher Weise in den 1990er Jahren erfolgen sollte.[13]

Bau

Am zehnten Mai 1986 wurde mit dem Bau des Reaktor begonnen.[14] Der Bau wurde durch das Gemeinschaftsunternehmen Fast Reactor Engeneering Company übernommen, an dem Toshiba, Fuji Denki, Mitsubishi Heavy Industries und Hitachi beteiligt sind. Das gleiche Unternehmen übernahm auch die Planung der Anlage.[15] Ebenso war die Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation am Bau beteiligt, die später auch den Reaktor betreiben soll, und bereits das wenige Kilometer entfernte Prototyp-Kernkraftwerk Fugen betreibt.[16] Da sich jedoch einige Probleme ankündigten soll Monju vorerst nur als Prototyp dienen und später ein Demonstrationskraftwerk folgen.[17] Bis 1991 konnte 78 % des Kernkraftwerks fertiggestellt werden.[18] Noch 1992 plante man die Inbetriebnahme im Frühjahr 1993. Die Kosten beliefen sich bisher auf 7,74 Milliarden deutsche Mark.[19]

Betrieb

Am fünften April 1994 erreichte der Reaktor erstmals den kritischen Zustand.[14] Planmäßig sollten im April 1995 erste Versuche zur Stromerzeugung unternommen werden, sodass Ende 1995 Volllast erreicht werden kann.[20] Doch erst am 29. August 1995 konnte der Generator erstmals Elektrizität in das Stromnetz speisen.[14] Vorerst nur mit einer Leistung von 40 Prozent.[21] Nach einer routinemäßigen Wartung wurde die Anlage am sechsten Dezember 1995 wieder auf 40 Prozent Leistung angefahren. Am achten Dezember befand sich der Reaktor mit einer Leistung von 310 MW thermisch im Betrieb, die Turbine lief mit einer Leistung von 112 MW elektrisch bei 3600 Umdrehungen pro Minute. Geplant war eigentlich die Anlage für eine routinemäßige Reaktorschnellabschaltung vorzubereiten. Allerdings wurde um 19:47 Uhr ein Alarm in der sekundären Natriumschleife C ausgelöst, der eine erhöhte Temperatur am Rücklauf feststellte. Etwa zeitgleich wurde der Feueralarm über Rauchmelder ausgelöst, etwa im gleichen Anlagenbereich an dem die erhöhte Temperatur festgestellt wurde. Kurz darauf folgte ein Alarm der ein Natriumleck an Schleife C signalisierte. Nachdem der Raum geöffnet wurde stellte man Rauch und ein kleines Natriumleck fest, und leitete um 20:00 Uhr eine normale Abschaltung des Reaktors ein.[22]

Um 20:50 Uhr wurde mit leicht geöffneter Tür der Raum erneut angesehen und es wurde eine Zunahme an weißen Rauch festgestellt. Um 21:15 Uhr wurde der Generator vom Netz getrennt und um 21:20 Uhr die Reaktorschnellabschaltung manuell ausgelöst. In der Folge übernahm das Hilfskühlsystem die Nachwärmeabfuhr mit den drei Schleifen A, B und C. Um 22:40 Uhr wurde begonnen das Natrium aus den beschädigten Kreislauf C zu entfernen. Um 0:15 Uhr des neunten Dezembers konnte die gesamte Schleife geleert werden. Später wurde auch die Schleife C des Primärkreislaufs geleert. Am selben Tag fand eine Inspektion des Lecks statt bei der man herausfand, dass das Leck an einem Thermoelement, dass zur Messung der Temperatur benötigt wird, entstanden war. Das Natrium war unterhalb des Lecks erstarrt und bildete auf den mit 6 Millimeter dicken Stahlplatten ausgelegten Boden einen halbrunden Hügel mit einem Durchmesser von rund drei Metern und einer Höhe von 30 Zentimetern. Andere Natriumverbindungen die aus dem Leck austraten verteilten sich im gesamten Raum auf dem Boden und den Wänden. Durch das heiße Natrium wurde ein Lüftungsschacht beschädigt, sowie eine Stahlplattform wurden verformt.[22]

Am 14. Dezember wurde mit dem Entfernen des ausgelaufenen Natriums begonnen. Zwischen dem vierten und achten Januar 1996 wurde etwa drei Meter des Belüftungsrohrs entfernt um genauere Inspektionen am Temperatursensor vorzunehmen. Die Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation leitete umgehend nach den Unfall die Ermittlungen für die Ursache ein. Das Nuclear Safety Bureau sollte diese Ergebnisse auswerten und den genauen Grund analysieren um zukünftige Lecks am Reaktor Monju auszuschließen. Zusätzlich startete die Nuclear Safety Commission eigene, unabhängige Untersuchungen. Am siebten und achten Januar 1996 wurden Röntgenaufnahmen in der Nähe des betroffenen Temperaturfühlers aufgenommen. Der Fühler an sich steckt in einer Röhre, die durch die Isolation des Rohrs bis in die primäre Leitung hinein reicht. Die Spitze ragt etwa 15 Zentimeter in das Rohr hinein, über die die Messung vorgenommen wird. Die Spitze des betroffenen Elements wurde weggerissen und die Röhre wurde in der Fließrichtung des Natriums um 45 Grad verbogen. Durch die weggerissene Spitze konnte das Natrium durch den Temperatursensor auslaufen. Das Isoliermaterial des Rohres selbst blieb dabei unbeschädigt. Um weitere Untersuchungen vorzunehmen wurde das entsprechende Rohrstück zwischen dem siebten und neunten Februar ausgebaut und dem Japan Atomic Energy Research Institute übergeben. Drei weitere intakte Temperatursensoren wurden aus der Schleife C geschnitten um weitere Untersuchungen vorzunehmen. In der Folge wurden in den anderen beiden Schleifen A und B ebenfalls Röntgenaufnahmen angefertigt. Um Lecks zukünftig zu vermeiden wurde als Übergangslösung die Abdichtung verbessert und die Sensoren verstärkt.[22]

Bereits am 26. Januar wurde mit der Suche nach der abgerissenen Spitze begonnen. Entlang des heißen Stranges wurde begonnen mit der Röntgenkamera die Spitze die nächsten 185 Meter zu suchen, allerdings ohne Erfolg. Am 28. April konnte die Spitze schließlich mit einer Spezialkamera am Überhitzer gefunden und am 24. April mit einem Spezialroboter geborgen werden. Untersuchungen an der Spitze ergaben letztlich, dass aufgrund der Strömung eine Vibration entstand, die zu einem Riss an dem Kopf führte, sodass dieser abriss. Weiter wurde festgestellt, dass diese Risse bereits früh in der Betriebsphase des Reaktors entstanden sind, als ein Versuchlauf mit vollem Durchfluss an dem Kreislauf durchgeführt wurde und schließlich bei 40 % der Durchfluss versagte. Letztlich wurde das Leck auf einen Konstruktionsfehler der Temperatursensoren zurückgeführt. Zumindest in Monju dürften diese Sonden nicht eingesetzt werden, da die Belastung aufgrund der Bauart der Röhren viel größer war als das Auslegungslimit. Eigentlich hätten diese nur in Leitungen mit weniger scharfen Zusammenläufen eingesetzt werden dürfen. Doch in Monju verringert sich an einigen Stellen der Rohrdurchmesser rapide mit einem Kegel, der einen Winkel von 120 Grad aufweist. In der Folge entstehen starke Verwirbelungen, die den Sensor stark beanspruchen.[22]

Seitens der Personals wurden einige Bedienungsfehler festgestellt. So hätte bereits früh die Größe des Lecks festgestellt werden müssen und der Reaktor mir einer manuellen Reaktorschnellabschaltung abgeschaltet werden müssen. Die visuelle Kontrolle des Lecks wurde nicht angemessen durchgeführt, weil das Personal es als unangemessen empfand. Zwar wurde nach der zweiten Kontrolle des Raumes eine sofortige Notabschaltung gefordert, allerdings verzögerte sich diese Bedienung. Ebenso war keine Methode vorhanden die Stränge mit Natrium zu leeren, ohne vorher das Kühlmittel leicht abzukühlen. Zudem wurde das Abluftsystem zu spät gestoppt, weshalb Gase außerhalb des Raumes gelangten. Alle Operatoren sollten zudem in den Umgang mit Natrium geübt sein. Als Konsequenz wurde der Austausch aller bauähnlichen Temperatursensoren in Auftrag gegeben, sowie Verbesserungen im Feuerschutz bei Netriumlecks vorgenommen. Des weiteren wurden die Betriebsvorschriften so abgeändert, dass bei einem etwaigen Natriumleck sofort eine manuelle Reaktorschnellabschaltung einzuleiten ist. In der Betriebsanleitung sind nun Maßnahmen erläutert, um die Leckgröße festzustellen. Ebenso wurden Verbesserungen am Ablaufsystem der Schleifen gefordert, um bei einem Leck das Natrium schneller aus dem Kreislauf entfernen zu können.[22]

Nach dem Leck wurden Videoaufnahmen vom Betreiber gemacht, die das ausgelaufene Natrium zeigten. Allerdings versuchte dieser das Video der Öffentlichkeit vorzuenthalten. Später wurde dieses Vorgehen bekannt, weshalb das Unternehmen viel Vertrauen in der Bevölkerung verspielte.[23] Weiter kam hinzu, dass im März 1997 eine Explosion im anliegenden Kernkraftwerk Tsuruga stattfand, sowie in der Wiederaufbereitungsanlage Tōkai.[24] Der Zwischenfall wurde auf der siebenstufigen internationalen Bewertungsskala für nukleare Ereignisse mit der Stufe 1 (Störung) bewertet.[25] Fünf Wochen nach dem Unfall beging der Manager Shiego Nishimura des Betreiberunternehmens Selbstmord.[26]

Wiederinbetriebnahme

Reaktorkern des Reaktors[27]
      - Steuerstäbe (19)
      - Innere Brennelemente (108)
      - Äußere Brennelemente (60)
      - Brutelemente (172)
      - Platzhalter (30)

Aufgrund der Nachrüstungen war der Reaktor Monju gezwungenermaßen für eine längere Zeit abgeschaltet worden. Als Ziel setzte man sich trotzdem, dass bis zum Jahre 2010 insgesamt rund 600 Kilo Pu-239 aus Monju gewonnen werden sollten, sowie 700 Kilo Plutonium aus dem Nachfolgemodell und Demonstrationsbrüter, der bisher nicht errichtet worden war. Die Weiterverarbeitung zu MOX-Elementen sollte in Tōkai und der zu dieser Zeit noch im Bau befindlichen Wiederaufbereitungsanlage Rokkasho vorgenommen werden.[28] Am fünften Juni 2000 genehmigte der Gouverneur der Präfektur Fukui formal die Sicherheitsinspektionen in Monju, dass ein erster Schritt zur Wiederinbetriebnahme des Reaktors sein sollte.[29] Nach zähen Gerichtsverhandlungen am obersten Gerichtshof wurde 2008 die Genehmigung für das Wiederanfahren gegeben.[30] Am sechsten Mai 2010 wurde begonnen das Inbetriebnehmeprogramm für die Anlage durchzuführen. Bis 2013 sollten diverse Versuche durchgeführt werden, bis der Reaktor seinen regulären Betrieb startet.[26]

Am 26. August 2010 kam es um 14:48 Uhr zu einem Zwischenfall als die drei Tonnen schwere Brennstoff-Lademaschine in den Reaktor fiel. Aufgrund dessen wurde die Inbetriebnahme weiter verzögert, sodass die Anlage nicht wie geplant im Juni 2011 ihre Leistung von 40 % erreichen konnte.[31] Erst am 20 Juni 2011 gelang es die Lademaschine, die sich im Reaktor verklemmte, zu entfernen. Allerdings steht ein Neustart des Reaktors aufgrund des Unfalls im KKW Fukushima-Daiichi infrage.[32] Aufgrund von Ängsten in der Bevölkerung wurde sogar das Aufgeben des Brutreaktors in Betracht gezogen.[33]

Bereits im September 2012 fand die Nuclear and Industrial Safety Agency diverse Dokumente, wonach die Japan Atomic Energy Agency rund 10000 Komponenten nicht regelmäßigen Prüfungen unterzog, 50 der Komponenten gehören zu den kritischen Klasse-1-Komponenten, die besonders wichtig für den sicheren Anlagenbetrieb sind. Die Nuclear Regulatory Authority empfahl der Japan Atomic Energy Agency die Management-Maßnahmen zu überdenken, da die Behörde eher die Stilllegung von Monju forciere. Allerdings wurden abseits dieser verwaltungstechnischen Probleme keine weiteren Mängel von der Nuclear Regulation Authority gefunden, weshalb der Block theoretisch wieder ans Netz gehen könnte.[34] Die Nuclear Regulation Authority erklärte allerdings am 15. Mai 2013, dass aufgrund von 10000 nicht durchgeführter Sicherheitsprüfungen an dem Reaktor, der Block von der erneuten Inbetriebnahme und wegen nicht genauer ausgeführter Sicherheitsbedenken von der Wiederinbetriebnahme ausgeschlossen werden könnte, sofern nicht bis zum 23. Mai die entsprechenden Unterlagen oder eine Wiederlegung der Feststellung der Nuclear Regulation Authority nachgereicht werden. Das Projekt steht damit vor dem Ende.[35]

Stilllegung

Am 5. Dezember 2017 wurde die Stilllegung für den Reaktor vollzogen.[14]

Technische Details

Der Brutreaktor ist im Schleifendesign mit Natrium gekühlt. Insgesamt gibt es drei Kühlschleifen, die die thermische Leistung von 714 MW aus dem Reaktor aufnehmen können. Als Brennstoff kommt Mischoxid zum Einsatz, der insgesamt ein Gewicht von 5,9 Tonnen aufweist. Der Brutmantel aus Uran weist ein Gesamtgewicht von 17,5 Tonnen auf. Der Erstkern wies eine Anreicherung des Plutoniums von 15 bis 20 Prozent aus. Im nachfolgenden Gleichgewichtskern ist dagegen eine Anreicherung zwischen 16 und 21 Prozent notwendig. Der Brennstoff muss alle sechs Monate ausgewechselt werden. Die Spaltung findet in einem Reaktordruckbehälter mit einer Höhe von 18 Metern und einem Durchmesser von sieben Metern statt. Das Natrium tritt in den Reaktor mit einer Temperatur von 397 °C ein und verlässt ihn mit einer Temperatur von 529 °C. Die Wärme wird in einen sekundären Natriumkreislauf übergeben, der die Wärme erneut an einen tertiären Wasserkreislauf weitergibt. Der dort erzeugte Dampf erreicht eine Dampfturbine mit einer Temperatur von 483 °C.[22] Aufgrund der hohen Temperatur ist es möglich eine konventionelle Heißdampfturbine anstelle einer Sattdampfturbine einzusetzen.[36] Der Block erreicht eine elektrische Leistung von 280 MW brutto und speist 246 MW netto in das Elektrizitätsnetz ein.[14]

Daten des Reaktorblocks

Das Kernkraftwerk Monju besitzt einen Reaktor, der Stillgelegt ist.

Reaktorblock[14] Reaktortyp Leistung Baubeginn Netzsyn-
chronisation
Kommer-
zieller Betrieb
Stilllegung
Typ Baulinie Netto Brutto
Monju SBR „Monju“ 246 MW 280 MW 10.05.1986 29.08.1995 Nie erreicht 05.12.2017

Einzelnachweise

  1. William Edward Soothill, u.a.: A dictionary of Chinese Buddhist terms: with Sanskrit and English equivalents and a Sanskrit-Pali index. Routledge, 1995. ISBN 0700703551. Seite 153.
  2. John E. Endicott: Japan's nuclear option: political, technical, and strategic factors. In: Praeger special studies in international politics and government. Praeger, 1975. ISBN 0275053202. Seite 129.
  3. J. M. Kallfelz, u.a.: Advanced reactors: physics, design, and economics : proceedings of the international conference held at Atlanta, Georgia, September 8-11, 1974. In: Georgia Institute of Technology series in nuclear engineering, Georgia Institute of Technology. Pergamon Press, 1975. Seite 21, 22.
  4. Consultants Bureau, u.a.: Soviet atomic energy, Band 38. In: Band 2 von Soviet research in geophysics in English translation. Consultants Bureau, 1975. Seite 439
  5. American Society of Mechanical Engineers. Nuclear Engineering Division, u.a.: 1976 ASME-ANS International Conference on Advanced Nuclear Energy Systems: papers presented at 1976 ASME-ANS International Conference on Advanced Nuclear Energy Systems, Pittsburgh, Pennsylvania, March 14-17, 1976. American Society of Mechanical Engineers, 1976. Seite 202.
  6. International Atomic Energy Agency: Design, construction and operating experience of demonstration LMFBRs: proceedings of an International Symposium on .... In: Band 490 von Publication, International Atomic Energy Agency Division of Scientific and Technical Information; Band 1 von Design, Construction and Operating Experience of Demonstration LMFBRs: Proceedings of an International Symposium on. International Atomic Energy Agency, 1978. ISBN 9200502784. Seite 22, 23, 25.
  7. Australian Atomic Energy Commission: Annual report - Australian Atomic Energy Commission. The Commission; Govt. Print. Off., 1978. Seite 17.
  8. United States. Congress. House. Committee on Appropriations. Subcommittee on Energy and Water Development: Energy and water development appropriations for 1980: hearings before a Subcommittee of the Committee on Appropriations, House of Representatives, Ninety-sixth Congress, first session, Band 5. In: United States. Congress. House. Committee on Appropriations. Subcommittee on Energy and Water Development. U.S. Govt. Print. Off., 1979. Seite 103.
  9. Ampo, Band 14. 1982. Seite 48.
  10. American Nuclear Society, u.a.: Nuclear technology/fusion: journal of the American Nuclear Society and the European Nuclear Society, Bände 1-2. American Nuclear Society, 1981. Seite 483.
  11. Modern power systems, Band 5,Ausgaben 1-8. Miller Freeman Publications, 1985. Seite 7.
  12. Kagaku Keizai Kenkyūjo (Tokyo, Japan): CEER: chemical economy and engineering review, Band 15. Chemical Economy Research Institute, 1983. Seite 40.
  13. Yumi Akimoto, Konrad-Adenauer-Stiftung. Sozialwissenschaftliches Forschungsinstitut, u.a.: Perspektiven der Kernenergie: Kernenergiepolitik in der Bundesrepublik Deutschland, den USA und Japan. In: Band 39 von Forschungsbericht, Konrad-Adenauer-Stiftung. E. Knoth, 1984. ISBN 3883680915. Seite 115.
  14. a b c d e f Power Reactor Information System der IAEA: „Japan“ (englisch)
  15. University Microfilms International. Japanese Technical Information Service: Japanese technical abstracts, Band 1,Ausgaben 7-8. University Microfilms International, 1986. Seite 102.
  16. Kaigai Denryoku Chōsakai (Japan): Electric power industry in Japan. Overseas Electrical Industry Survey Institute, 1986. Seite 28, 44
  17. British Nuclear Energy Society: Nuclear energy, Band 28. British Nuclear Energy Society, 1989. Seite 63.
  18. IEA Coal Research. Technical Information Service: Coal abstracts, Band 15. IEA Coal Research, Technical Information Service, 1991. ISBN 0712320202. Seite 596-
  19. Japan - Geschenk an die Welt. DER SPIEGEL 49/1992, 30.11.1992. (Seite Abrufen)
  20. Nihon Kōgyō Shinbunsha: Japan 21st, Band 40. Nihon Kogyo Shimbun, 1995. Seite 17.
  21. Japan - Ritt auf dem Löwen. DER SPIEGEL 51/1995, 18.12.1995. (Seite Abrufen)
  22. a b c d e f H. Mikami, u.a.: Sodium Leak at Monju (I) - Cause and Consequences -. (Online-Version) Seite 1 bis 9.
  23. ATOMENERGIE - Phönix in der Asche. DER SPIEGEL 6/1997, 03.02.1997. (Seite Abrufen)
  24. Environmental Law Institute: Environmental law reporter: a project of the Environmental Law Institute, Band 27. The Institute, 1997. Seite 1995.
  25. Yasuhiko Fujii: Maintaining Nuclear Competence and Expertise in Japan. (Online-Version) Seite 25.
  26. a b Atomindustrie - Japans einziger Schneller Brüter läuft wieder. Spiegel Online, 06.05.2010. (Seite Abrufen)
  27. Transport Criticality Analysis of FBR MONJU Initial Critical Core in Whole Core Simulation by NSHEX and GMVP. Journal of NUCLEAR SCIENCE and TECHNOLOGY, Vol. 41, No. 4, p. 493–501 (April 2004). (Online-Version) Seite 2.
  28. Kumao Kaneko, u.a.: Energy and security in Northeast Asia: proposals for nuclear cooperation. In: Ausgabe 37 von IGCC policy papers. Institute on Global Conflict and Cooperation, 1998. ISBN 0934637539. Seite 38.
  29. Look Japan, Band 46,Ausgabe 538 -Band 47,Ausgabe 549. Look Japan, Ltd., 2001. Seite 2.
  30. Energy Policies of Iea Countries Japan: 2008. In: Energy Policies of IEA Countries. OECD Publishing, 2008. ISBN 9264043357. Seite 164.
  31. Hideyuki Ban: Accident at Monju - 3 ton fuel loading device dropped into reactor. Citizens Nuclear Information Center. (Seite Abrufen)
  32. Yoko Kubota: Fallen device retrieved from Japan fast-breeder reactor. Reuters, 24.06.2011. (Seite Abrufen)
  33. Japan may scrap fast-breeder reactor -Kyodo. Reuters, 15.07.2011. (Seite Abrufen)
  34. The japan Times: NRA wants Monju to remain shut down, 14.05.2013. Abgerufen am 15.05.2013. (Archivierte Version bei WebCite)
  35. JDP: NRA halts Monju fast-breeder reactor from returning to operation over safety fears, 15.05.2013. Abgerufen am 15.05.2013. (Archivierte Version bei WebCite)
  36. American Society of Mechanical Engineers: Nuclear energy--powering the future. In: Band 3 von Proceedings of the 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE12)--2004: Presented at the 12th International Conference on Nuclear Engineering, April 25-29, 2004, Arlington, Virginia. American Society of Mechanical Engineers, 2004. ISBN 079184689X. Seite 185.

Siehe auch

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