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WWER-S-1200

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WWER-S-1200
Grundlegende Informationen
Entwicklungsland Flag of Russia.svg Russische Föderation
Entwicklungsjahr seit 2009
Entwickler OKB Gidropress Podolsk
Hersteller Unternehmen unter Rosatom
Auslegung
Reaktortyp Druckwasserreaktor
Bauart Druckbehälter
Moderator Wasser
Kühlmittel Wasser
Reaktivitätskoeffizient Fairytale down.png negativ
Brennstoff
Brennstoff UO2, MOX
Form Pellets
Geometrie Hexagonal
Wechsel Im abgeschalteten Zustand

Der WWER-S-1200 (russisch ВВЭР-С-1200) ist eine von Gidropress Podolsk entwickelte Baulinie mit Druckwasserreaktor mit Spektralregelung. Das Reaktormodell weist alle Eigenschaften einer Anlage der Generation III+ auf, mit einer Kernbrennstoffeffizienz und Eigenschaften zum Schutz der Nichtverbreitungspolitik, die bei Reaktoren der Generation IV vorherrschen. Vermarktet wird der Reaktor als ein Konzept der Generation III++.[1] Aufgrund seiner hohen Effizienz zählt der WWER-S-1200 zu den Hochkonverterreaktoren. Der WWER-S-1200 ist ursprünglich aus dem WWER-S-1000 hervorgegangen, der zugunsten der evolutionären Entwicklung des WWER-1200 und WWER-1300 zu dem leistungsstärkeren Reaktormodell migriert wurde. Im Basis weist die Anlage daher viele identische Merkmale zu diesen beiden Reaktormodellen ohne Spektralregelung auf, wobei die größten Unterschiede im Bereich der Reaktoranlage liegen. Der WWER-S-1200 soll zum Schließen des Kernbrennstoffkreislaufs beitragen durch Einsatz in einem Zweikomponenten-Brennstoffkreislauf zusammen mit schnellen Reaktoren.[2]

Geschichte

Die Entwicklung eines evolutionären WWER mit Spektralregelung basiert auf einen Vorschlag, den 2009 das Kurtschatow-Institut der russischen Atomwirtschaft unterbreitete, als Zwischenschritt zu den innovativen WWER-SKD und WWER-SKDI.[3][4] Am 24. April 2012 erklärte Gidropress in einer Mitteilung im Rahmen des Jahresberichts über die Entwicklung, dass man mit der Entwicklung des WWER-S-1000 begonnen habe.[5] Bei dem Design handelt es sich um ein evolutionäres Design, dass das technische Maximum der bisherigen Reaktoren der WWER-Linie nutzt, nur mit höherer Brennstoffeffizienz. Für den WWER-S-1000 in der mittleren Leistungsklasse, basierend auf dem WWER-1000 oder WWER-1200 als technische Basis, sollte eine 2-loop-Variante zum Einsatz kommen mit einer modernen Brennstababmessung bei einem Durchmesser von 6,8 Millimeter.[6] Im Jahr 2013 wurde die Entwicklung abgewandelt hin zu einem Design der 1200 MW-Klasse auf Basis des WWER-1300 (WWER-TOI).[2] Das Ziel wurde zudem priorisiert die russischen Uranreserven zu schonen, da die WWER-Anlagen, die bis 2035 gebaut werden, die letzten billigen Uranreserven über ihre Laufzeit aufbrauchen werden, wodurch das Schließen des Kernbrennstoffkreislaufs mit der vollen Nutzung von Uran 238 und Thorium 232 angetrebt wurde um die Nutzung des Rohstoffpotentials zu maximieren.[7]

Im Jahr 2018 wurden die Entwicklungskosten des WWER-S-1200 zusammen mit Alternativvarianten bis 2025 auf knapp 14 Milliarden Rubel geschätzt.[8] Der nötige Zeitaufwand bis zu einem fertigen Projekt wurde im gleichen Jahr auf 10 Jahre veranschlagt mit der Anmerkung, dass Bau einer Testanlage vor der kommerziellen Nutzung nicht nötig ist.[9] Dennoch gab es mehrere noch zu lösende Fragen des Reaktorkonzepts, die bis dahin noch gelöst werden müssen:[10]

  • Während eines Brennstoffzyklus kann es zu unregelmäßiger Energiefreisetzung im Kern durch die Verdränger kommen, wodurch es lokal zu kritischen Werten kommen kann, weshalb der Abstand der Brennstäbe zueinander angepasst werden muss, was eine Abweichung von dem bisherigen Konzept von baugleichen Brennelementen führt.
  • Eine große Zahl an Verdrängerelementen im Kern reduziert den Durchfluss durch den Reaktorkern, weshalb es konstruktive Anpassungen am Reaktorkern, den Kernbehälter und weitere Modifikationen.
  • Die allgemeinen Funktionsprinzipien von Verdrängern sind weitestgehend bekannt, allerdings gibt es noch keine berechneten Vorgehensweise wie die Verdränger über einen Brennstoffzyklus gefahren werden müssen.
  • Durch den Einsatz der großen Zahl von Verdrängern entsteht eine Platzproblematik auf dem Steuerstabaufbau des Reaktors, wo die Motoren bereits eng gepackt sind und zudem stärkere Motoren für die Verdränger erfordert, da diese ein höheres Gewicht als die Steuerstäbe aufweisen.

Bis 2020 plante Gidropress einen entsprechenden Designvorschlag vorzulegen für das Reaktordesign, sodass 2024 das Konzeptprojekt eines Kernkraftwerks vorliegt und bis 2028 das technische Konzept für einen vollständigen Reaktorblock.[11] Dabei hielt man an den Konzept fest mindestens einen 1200 MW starken Reaktor zu präsentieren.[12] Da allerdings der Standort des Kernkraftwerks Kola II als Vorzugstandort für einen Referenzblock dieses Typs dient, wurde 2020 die Entwicklung des WWER-S-1200 zurückgestellt zugunsten der weiteren Entwicklung des WWER-S-600, da das Stromnetz den Ausfall eines großen Reaktorblocks in dieser Region nicht stemmen kann.[13]

Technik

Die technische Beschreibung bezieht sich vornehmlich auf das Basisprojekt, das derzeit entwickelt wird. Die Standzeit der Gesamtanlage beträgt 80 Jahre.[14]

Kreisprozess

Beim WWER-S-1200 handelt es sich um einen Druckwasserreaktor mit 2x4 Primärschleifen, Auslegungsbasis waren die Anlagen des Typs WWER-1300.[2] Die Anlage ist dabei schematisch in zwei Teile geteilt: Den nuklearen Teil, insbesondere das Volldruck-Doppelcontainment mit dem Reaktordruckbehälter und den vier Primärkreisläufen, dem internen Abklingbecken und den passiven Wärmeabfuhrsystemen, sowie den konventionellen Teil mit der Maschinenhalle, in der sich Dampfturbine, Kondensator sowie die sekundären Auskopplungsmöglichkeiten für Fern- und Prozesswärme befinden.

Das Kühlmittel Wasser wird in dem Primärkreislauf unter einem Druck von 162 bar über die vier kalten Stränge der Loops in den Reaktordruckbehälter 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 etwa 297 °C auf ungefähr 329 °C aufheizt. Von dort aus fließt es über die zwei heißen Stränge der Loops durch die Rohrleitungen durch die Heizrohre der zwei 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 der Loops einen Druckhalter, welcher sich zwischen der Heißseite und dem Dampferzeuger befindet. Die thermische Leistung des Reaktors beträgt 3300 MWth.[2][7][9]

Der Primärkreislauf hat nur die Aufgabe, die Wärme des Kernreaktors an einen sekundären Wasserkreislauf abzugeben, welcher als Clausius-Rankine-Kreisprozess ausgeführt ist. In den vier Dampferzeugern wird dabei Sattdampf bei 70 bar Druck[2], welcher über vier Leitungen über redundante Sicherheitsventile aus dem Containment in das Maschinenhaus und dort in die Dampfturbine strömt, wo der Turbosatz elektrische Energie erzeugt. Dabei wird der Dampf nach dem Durchströmen der Hochdruckturbine, je nach Turbinentyp, in zwei oder vier parallele Wasserabscheider-Zwischenüberhitzer geleitet, um danach in die zwei oder vier Niederdruckturbinen eingespeist zu werden. Kondensatpumpen fördern das Kondensat aus dem Kondensator in den Speisewasserbehälter über eine Niederdruck-Vorwärmstrecke, bevor es in einen Entgaser fließt. Dieser wird von den Wasserabscheidern bespeist. Danach wird das Wasser von der Speisewasserpumpe des jeweiligen Dampferzeugers durch den Hochdruck-Speisewasservorwärmer gepumpt, welcher von den Zwischenüberhitzern mit Restwärme versorgt wird. Danach wird es vorgewärmt in den Dampferzeuger gespeist und der Kreislauf beginnt von vorn.

Im Gegensatz zu den bisherigen WWER-Analge soll eine Regelung mit abbrennbaren Absorbern oder flüssigen Absorbern wie Borsäure im WWER-S verzichtet werden.[6][7]

Reaktordruckbehälter

Aufgrund der geringeren Kernleistungsdichte ist es nötig, den Kern größer zu bauen, weshalb der WWER-S-1200 als Basis für den Reaktordruckbehälter den des WWER-1500 nutzt.[2][7] Der Reaktordruckbehälter besitzt einen Innendurchmesser von 5,420 m. Ohne Reaktordeckel beträgt die Gesamthöhe 21,2 Meter.[2] Die einzige wesentliche Veränderung der Konstruktion ist der Deckel des Reaktors, der 187 Durchführungen aufweisen muss für die 132 Verdränger und 55 Seteuerstäbe,[13][14] sowie an den oberen Einbauten mit speziellen Führungsrohren für die Verdrängercluster.[14] Als einziges Unternehmen in Russland ist aktuell das Ischora Werk in Sankt Petersburg der einzige Maschinenbauer, der einen WWER-1500 Druckbehälter herstellen kann.[15]

Für den WWER-S, als auch den WWER-SKD, entwickelt TsNIITMASh einen neuen Reaktorstahl auf Basis des Stahls 15Ch2NMFA, der bereits für den WWER-1000 und WWER-1200 verwendet wurde. Erste Testergebnisse nach Bestrahlungen in Reaktoren zeigten, dass der neue Stahl die bisherigen Reaktorstähle für WWER-Reaktoren, als auch die Ziele für die Super-WWER übertrifft.[16][17] Bevorzugt wird für den WWER-S der Stahl des Typs 15Ch2NMFA-A, der eine höhere Härte und Neutronenresistenz aufweist, sowie sich in der Temperaturspanne gut verählt.[18] Einzelheiten zu den einzelnen Stählen können aus der nachfolgenden Tabelle entnommen werden.[19][20][21][22][23][24]

Stahlsorte Grenzwerte Bruchdehnung
A %
Höchsthärte
hmax
Sprödbruchtemperatur Neutronenflussresistenz
Neutronen/cm2
Standzeit
Ni P Cu P+Sn+Sb
15Ch2NMFA 1,0...1,5 0,020 0,30 0,025 29-30 400 ≤-10 °C 4...6×1019 60 Jahre
15Ch2NMFA-A 1,0...1,5 ≤0,010 0,07 0,015 12 400 ≤-35 °C 3×1020 60-80 Jahre
15Ch2NMFA der Güteklasse 1 1,0...1,3 ≤0,010 0,06 0,012 21 400 ≤-45 °C 3×1020 60-80 Jahre
Reaktorkern

Der Reaktorkern besitzt eine Gesamthöhe eine aktive Höhe von 4,2 Meter bei einem Durchmesser von 4,57 Meter[13][9] und besteht aus 241 Brennelementen, 126 Verdrängercluster und 61 Steuerstabclustern.[7][13][14] Obwohl die Parameter weitestgehend denen des WWER-1300 entsprechen, hat der WWER-S anstatt der 163 Brennelemente mehr Brennelemente, da der Verlust von Brennstabpositonen durch den Einsatz der Verdränger ausgeglichen werden muss. Dadurch der Kern etwas kleiner ist, allerdings einen großen Durchmesser hat, gibt es kaum einen Unterschied hinsichtlich der hydraulischen Parameter des Reaktorkerns zu den Referenzdesigns, obwohl die Brennstäbe in den Brennelementen mit einen Abstand von je 11,6 mm zueinander enger angeordnet sind als im TWS-2M für den WWER-1000, wo der Abstand 12,75 mm beträgt.[15]

Die 4,57 Meter hohen Brennelemente im Reaktorkern setzen durch Kernreaktionen auf der aktiven Länge Wärme frei und sind in sechseckigen Bündeln mit 312 Brennstäben aus Zirkoniumalloy zusammengefasst.[25] Langfristig ist allerdings geplant auf Zirkonium zu verzichten, um das Risiko einer Zirkonium-Dampf-Reaktion zu eliminieren, die im Falle einer Auslegungsüberschrreitung entzündlichen Wasserstoff erzeugen kann.[8] Für die Brennelemente wurden zwei Varianten in Betracht gezogen: Beibehaltung der bewährten Konfiguration des WWER-1000 und WWER-1200 mit einer vergrößerten Brennstoffkassette identisch mit dem WWER-1500, oder aber die Verkleinerung des Durchmessers der Brennstäbe mit Beibehaltung des bisherigen Aufbaus der Brennstoffkassette. Je nach Einfahrweite er Verdränger beträgt das Verältnis Wasser zu Uran im Brennelement 1,40 zu 1,60 bis 1,95 zu 2,15. Man entschied sich letztlich für die Weiterentwicklung des Reaktorkonzepts für die Variante mit der Beibehaltung der bewährten Konstruktion und Brennstäben mit einem Durchmesser von 9,1 mm.[7] Der Wechselzyklus beträgt 12 Monate, eine gesamte Brennstoffkampagne beträgt 6 Jahre. Jährlich werden also knapp ein sechstel des Kerns durch neue Brennelemente getauscht.[13] Durch seine Auslegung ist der WWER-S-1200 dazu geeignet vollständig mit Mischoxid-Kernbrennstoff (MOX) beladen zu werden.[7] Problematisch beim Einsatz von MOX ist allerdings, dass im thermischen Spektrum, in dem der WWER-S-1200 arbeitet, eine erhöhte Anreicherung von minoren Aktiniden stattfindet. Im Vergleich zum BN-Reaktor ist die Menge knapp drei mal höher.[4] Um die Erzeugung von zusätzlichen Plutonium insbesondere in den Verdrängern zu benötigen, muss zudem der Anteil an spaltbaren Uran 235 im Reaktor um 250 Kilo im Vergleich zum WWER-1300 erhöht werden.[13]

Wenn der Kern beispielsweise nach einen Brennstoffwechsel mit frischen Brennelementen beladen wurde, sind die Verdränger zunächst in den Kern einfahren und nehmen die überschüssigen Neutronen auf, was die Überreaktivität abflacht. Die Neutronen werden von dem Absorbermaterial Uran 238 aufgenommen, wobei Plutonium 239 entsteht. Mit fortschreitenden Abbrand werden die Verdränger schrittweise aus dem Kern entfernt, sodass Wasserhohlräume an selber Stelle entstehen, wodurch die Moderation zunimmt und das Neutronenspektrum weicher wird.[15] Durch den Einsatz von Uranverdrängern kann die Brutrate des Reaktors von 0,4 bei bestehenden WWER-Anlagen auf 0,8 beim WWER-S gesteigert werden, womit im Zweikomponenten-Brennstoffkreislauf mit Brutreaktoren, die eine Brutrate von 1,2 aufweisen, der Brennstoffkreislauf praktisch geschlossen wurde, da der Brüter und der WWER-S zusammen ihre Erzeugung und ihren Verbrauch praktisch nullen.[8]

Das Problem bei dem Einsatz der Verdrängern ist allerdings, dass es bei Kernen mit hoher Leistungsdichte über einen ungleichmäßigen Abbrand zu einer ungleichmäßigen Energiefreisetzung kommen kann. Um dies auszugleichen, wurde die Kernleistung von 173,4 Watt pro Zentimeter auf 106,9 Watt pro Zentimeter reduziert.[13][14]

Dampferzeuger

Die zwei horizontal liegenden Dampferzeuger des Typs PGW-1300A übertragen die Wärmeenergie der Primärkreisläufe in den Sekundärkreislauf, dessen Wasser hier verdampft wird. Jeder der 846 t schweren Dampferzeuger besitzt einen Innendurchmesser von 5,16 m und eine Gesamthöhe von 16,59 m.[9] Das Wasser des Primärkreislaufes strömt dabei durch einen DN 850 Anschluss der Heißseite des Loops am seitlichen Teil des Dampferzeugers in die 19.156 U-Röhrchen mit einem Durchmesser von 16x1,5 mm. Die Wärmeübertragungsfläche beträgt 12.343 Quadratmeter, der maximale Durchsatz vom Primärkreis durch den Dampferzeuger liegt bei 44.000 Kubikmeter pro Stunde.[26]

Sicherheitstechnik

Im Gegensatz zum WWER-1200 wird beim WWER-S-1200 auf den Kernfänger verzichtet, da die Oberfläche des eingesetzten WWER-1500 Reaktordruckbehälter groß genug ist, um die Wärme über Rückhaltung des geschmolzenen Kernbrennstoffs im Reaktordruckbehälter von außen abzuführen.[27]

Steuerungstechnik

Im Gegensatz zu den bisherigen Reaktoren des Typs WWER steigt beim WWER-S die Manövrierfähigkeit nachhaltig durch den Einsatz der Verdrängerstäbe im Kern, da eine teilweise Regelung auch über diese erfolgen kann und das Entstehen von Neutronen absorbierenden Edelgasen wie Xenon vermieden werden kann.[13] Der Reaktor ist in der Lage eine Lastfolge von 100-50-100 % NNOM zu fahren.[14]

Versionen

Eine Indexierung mit einer Versionsnummer wurde mangels eines fertigen Projekts noch nicht vorgenommen. Die generellen Basisparameter der Reaktoranlage sind in der folgenden Infobox wiedergegeben.[2][7][9][13][14]

WWER-S Entwicklung.svg WWER-S-1200 (Generation III++)
Kraftwerk Reaktor Primärkreis Turbosatz
Leistung (G): 1250 MWel Leistung: 3300 MWth Schleifen: 2x4 stck. Anzahl 1 stck.
Leistung (N): 1150 MWel Eintrittstemperatur: 297,0 °C Betriebsdruck: 162 bar Hochdruckteile:
Eigenbedarf: 100 MWel Austrittstemperatur: 329,0 °C Pumpenvolumenstrom: Niederdruckteile:
Wirkungsgrad: 34 % Höhe des Kerns: 4,20 m Pumpenleistung: Aufbau:
Querbeschleunigung: Durchmesser des Kerns: 4,57 m Wärmetauscherfläche: Rotation:
Containment Abbrand: GWd/t Sekundärkreis Generator
Anzahl der Einschlüsse: 2 stck.       - 054 Brennelemente (BE)
      - 061 BE mit Steuerstäbe
      - 126 BE mit Verdränger
WWER-S-1200 Kern.svg Betriebsdruck: Anzahl:
Einschlusstyp: Doppelcontainment Speisewassertemp.: Scheinleistung: MVA
Auslegungsdruck: Dampftemperatur: Effektivleistung: MWel
Gebäudewandstärke: Dampfmassenstrom: Arbeitsspannung:

Marktpotential

Im Jahr 2015 gab es noch keine Aussicht darauf, dass der WWER-S kurzfristig auf dem Markt Interese finden würde, da die Uranpreise zu diesem zeitpunkt sehr gering waren.[28] Innerhalb des geschlossenen Kernbrennstoffkreislauf bietet der WWER-S-1200 im Gegensatz zum WWER-1200 mit vollständigen MOX-Kern einen entscheidenden Vorteil. Im Zweikomponenten-Kernbrennstoffkreislauf würde für einen herkömmlichen WWER-1200 zur dauerhaften Beschickung mit MOX-Kernbrennstoff die erbrütete Plutoniummenge auf mindestens fünf parallel laufenden Reaktoen des Typs BN benötigt werden. Mit dem Einsatz des WWER-S-1200 ist es allerdings Möglich, mit einen einzigen BN-Reaktor zwei Blöcke des Typs WWER-S-1200 dauerhaft mit Plutonium zu versorgen. Dem wird allerdings vorausgesetzt, dass die Brutrate wie beim BN-1200 bei 1,2 liegt, da schnelle Reaktoren mit einer Brutrate um 1 für den geschlossenen Kernbrennstoffkreislauf praktisch wirkungslos sind und daher der Einsatz mit Reaktoren des Typs WWER-S nicht zweckmäßig.[29]

Eine internationale Vermarktung des Reaktordesigns wird derzeit erst in den 2040ern erwartet.[30]

Einzelnachweise

  1. V.A. Mokhov: Advanced Designs of VVER Reactor Plant, 2010. Seite 28. Abgerufen am 02.07.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  2. a b c d e f g h AtomInfo: Виктор Мохов: перспективные проекты РУ ВВЭР, 03.06.2013. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  3. AtomInfo: Росатом к 2023 году планирует создать проекты новых АЭС большой мощности, 16.08.2016. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  4. a b Ю.Д. Баранаев, u.a.: Реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления, ВВЭР-СКД – основной претендент в «Супер-ВВЭР», 2011. Seite 4. Abgerufen am 02.07.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  5. AtomInfo: Гидропресс продолжает работать над линейкой проектов ВВЭР, 01.05.2012. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  6. a b BerkovichV.Ya., u.a.: Advanced Design of VVER Reactors, 2012. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  7. a b c d e f g h AtomInfo: ВВЭР-С-1250, 17.05.2014. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  8. a b c Атомный эксперт: Вековая перспектива для мирного атома. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  9. a b c d e Асмолов, Владимир Григорьевич: Развитие современных технологий атомной энергетики с тепловыми реакторами, 25.10.2018. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  10. Атомный эксперт: Двужильный водо-водяной. Februar/März 2019 Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  11. AtomInfo: На МНТК о ВВЭР, 02.06.2019. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  12. Страна РОСАТОМ: Владимир Пиминов: «Реактор со спектральным регулированием потребляет на 30% меньше урана, чем ВВЭР», 05.06.2019. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  13. a b c d e f g h i Атомный эксперт: ВВЭР: горизонты близкие и далекие, März 2021. Abgerufen am 02.07.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  14. a b c d e f g Э.С. Асадский, u.a.: ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЕ КОНСТРУКТОРСКИЕ ПРОРАБОТКИ РЕАКТОРА СО СПЕКТРАЛЬНЫМ РЕГУЛИРОВАНИЕМ (ВВЭР-С), 2018. Abgerufen am 02.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  15. a b c AtomInfo: Иван Васильченко: ТВС-2М и далее, 18.07.2014. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  16. Страна РОСАТОМ: «ЦНИИТМАШ» создает материалы для перспективных реакторов ВВЭР-С и ВВЭР-СКД, 02.03.2021. Abgerufen am 27.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  17. Атомная энергия 2.0: «ЦНИИТМАШ» создает материалы для перспективных реакторов ВВЭР-С и ВВЭР-СКД, 05.03.2021. Abgerufen am 27.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  18. С.И.Марков, u.a.: Референтная сталь 15Х2НМФАА для ВВЭР перспективных проектов, 2017. Abgerufen am 27.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  19. AtomInfo: Сто лет для корпуса ВВЭР, 10.02.2011. Abgerufen am 27.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  20. Сталь-Максимум: 15Х2НМФА. Abgerufen am 27.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  21. Сталь-Максимум: 15Х2НМФА класс I. Abgerufen am 27.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  22. Steelcast: Реакторная сталь. Abgerufen am 27.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  23. AtomInfo: Сталь 15Х2МФА-А мод. А позволит увеличить проектный срок службы корпуса до 100 лет - Георгий Карзов, 29.05.2011. Abgerufen am 27.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  24. Atomnaja Strategija, September 2014. Abgerufen am 13.08.2016. (Archivierte Version bei WebCite)
  25. С.В. Иванова, u.a.: РАЗРАБОТКА МЕТОДОВПОВЫШЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ИПРОДЛЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИОННОГО РЕСУРСА КОМПОНЕНТОВ АКТИВНЫХ ЗОНЭВОЛЮЦИОННЫХ И ИННОВАЦИОННЫХ ЛЕГКОВОДНЫХ РЕАКТОРОВ ПОКОЛЕНИЯ 3+ И РЕАКТОРОВ НОВОГО 4 ПОКОЛЕНИЯ, 2017. Seite 3. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  26. Д.А. Лахов: О ПРЕДЕЛЬНОЙ МОЩНОСТИ ГОРИЗОНТАЛЬНОГО ПАРОГЕНЕРАТОРА, 2018. Abgerufen am 02.07.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  27. AtomInfo: Владимир Асмолов: объявим год второго контура, 10.06.2019. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  28. AtomInfo: Владимир Пиминов: о ВВЭР средних, больших и сверхбольших, 18.06.2015. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  29. «ЗАМЫКАНИЕ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛАЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИНА БАЗЕ РЕАКТОРОВНА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ», 11.10.2018. Seite 63. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)
  30. Р.А. Головин: Стратегия деятельности Госкорпорации «Росатом», 29.11.2018. Seite 10. Abgerufen am 25.06.2021. (Archivierte Version bei Internet Archive)

Siehe auch