Гермооболочка

## Глубокоэшелонированная защита реактора

1 топливная таблетка
2 оболочка твэла
3 границы первого контура
4 биологическая защита реактора

5 **гермооболочка**

**Герметичная оболочка** (*герметичное ограждение*; *защитная оболочка*; *гермообъём*; *гермозона*; *контейнмент* от англ. containment) — пассивная система безопасности энергетических ядерных реакторов, главной функцией которой является предотвращение выхода радиоактивных веществ в окружающую среду при тяжёлых авариях. Гермооболочка представляет собой массивное сооружение особой конструкции, в котором располагается основное оборудование реакторной установки. Гермооболочка является наиболее характерным в архитектурном плане и важнейшим с точки зрения безопасности зданием атомных электростанций, последним физическим барьером на пути распространения радиоактивных материалов и ионизирующих излучений.

Практически все энергоблоки, строившиеся последние несколько десятилетий, оснащены защитными оболочками. Их применение необходимо для защиты в случае внутренней аварии с разрывом крупных трубопроводов и потерей теплоносителя (англ. LOCA, Loss-of-coolant accident), а также в случае внешних событий: землетрясений, цунами, ураганов, смерчей, падений самолётов, взрывов, ракетных ударов и т. д.

Гермооболочка рассчитывается на выполнение своих функций с учётом всех возможных механических, тепловых и химических воздействий, которые являются следствием истечения теплоносителя и расплавления активной зоны. Чаще всего гермооболочки имеют вспомогательное оборудование: локализующие системы безопасности для конденсации пара и снижения таким образом давления, специальные вентиляционные системы, оснащённые фильтрами очистки от радиоактивных изотопов иода, цезия и других продуктов деления.

В зависимости от типа реактора и специфических внешних угроз (например, сейсмичности) конструкция гермооболочек может сильно различаться. Большинство современных контейнментов (около 95 %) — оболочечные сооружения различного размера из бетона, армированного или предварительно-напряжённого, чаще всего цилиндрической формы.

Герметичная оболочка — комплексная структура, в которую входят также системы сложных трубных и кабельных проходок большого размера. За гермооболочками ведут специальный технический надзор с регулярными испытаниями их функций и инспекциями государственных органов. К материалам, монтажу, наладке и эксплуатации предъявляются строгие требования.

Первая гермооболочка в мире была сооружена на АЭС Коннектикут Янки (США), которая была введена в работу в 1968 году.

## Различия по типам реакторов

### Водо-водяные реакторы

В гермооболочках водо-водяных реакторов располагается основное оборудование реакторной установки: реактор, циркуляционные петли первого контура, главные циркуляционные насосы, парогенераторы, а также центральный зал, бассейн выдержки отработавшего топлива, полярный кран, некоторые вспомогательные системы и другое оборудование. Почти все использующиеся гермооболочки так называемого «сухого» типа.

Для водо-водяных реакторов главным фактором, обуславливающим важность гермооболочки, является необходимость восприятия нагрузки из-за повышения давления, связанного с разрывом трубопроводов первого контура. В контейнменте всегда поддерживается небольшое разрежение для смягчения действия ударной волны. Главной вспомогательной системой является спринклерная система, обеспечивающая распыление холодной воды из форсунок под куполом для конденсации пара и снижения таким образом давления.

Железобетонные и предварительно-напряжённые оболочки впервые появились в США. Первая, железобетонная, была сооружена на АЭС Коннектикут Янки, которая была введена в работу в 1968 году. Предварительное напряжение было впервые применено на АЭС Роберт Е. Джинна  (англ.) (рус. (пуск в 1969 году), но лишь частичное, вертикальное в стенах. Полное предварительное напряжение стен и купола было впервые применено на АЭС Палисадес (пуск в 1971 году). Затем практика строительства гермооболочек из предварительно-напряжённого железобетона стала всё шире распространяться в США, Канаде, Японии, Бельгии (АЭС Тианж, блок 1, 1975 год), Франции (АЭС Фессенхейм  (фр.) (рус., блоки 1—2, 1977 год), СССР. Первое применение такой гермооболочки в советском реакторостроении — АЭС Ловииса c реакторами ВВЭР-440 в Финляндии (первый блок пущен в 1977 году), затем, начиная с Нововоронежской АЭС (блок 5, пуск в 1980 году), в СССР строились блоки с ВВЭР-1000, оснащённые гермооболочками.

Гермооболочки водо-водяных реакторов имеют большие размеры: обычно объём от 75 000 до 100 000 м³, в советских и российских проектах — от 65 000 до 67 000 м³. Такой большой объём необходим для восприятия энергии, выделяющейся при аварии. В большинстве случаев они рассчитаны на внутреннее давление в 0,5 МПа. Существует два подхода:

* одиночная оболочка с внутренней металлической облицовкой. Наиболее распространены, используются в большинстве стран, в том числе в США, Японии, России. Имеют в основном цилиндрическую форму, для большинства немецких проектов характерна стальная оболочка полусферической формы.

* двойная, часто с большим пространством между оболочками, с внутренней металлической облицовкой или без неё (так называемый «французский» вариант). Внешняя, не напряжённая оболочка для защиты от внешних воздействий и внутренняя, предварительно-напряжённая, для локализации аварий с разгерметизацией первого контура. Во Франции для реакторов мощностью от 1300 МВт используются двойные оболочки, также они применяются в последних энергоблоках в Бельгии. Вариант с двойной гермооболочкой первоначально рассматривался и в СССР для реакторов ВВЭР-1000, однако решением председателя Госкомитета СССР по использованию атомной энергии Петросянца был выбран одиночный вариант. В 2000-х годах для нового проекта АЭС-2006 с реакторами ВВЭР-1200 Россией было решено использовать двойную гермооболочку со стальной внутренней облицовкой. Объём внутренней оболочки — 65 000 м³, между внутренней и внешней оболочками — пространство объёмом 18 000 м³.

Другие виды, кроме «сухих» гермооболочек, для водо-водяных реакторов последние десятилетия не сооружаются. Ранее в малом количестве использовалось ещё два типа, имевших меньшие размеры:

* c ледовым конденсатором в пределах гермооболочки, который способен конденсировать пар в случае аварии (например, станции «Секвойя» и Уоттс Бар  (англ.) (рус. в США);
* с глубоким разрежением в гермооболочке, для сглаживания резкого воздействия и частичной компенсации повышающегося давления при аварии.

#### Типичные характеристики

            **Геометрия**

Чаще всего гермооболочки имеют форму цилиндра с полусферическим куполом, опирающимся на бетонное основание.

* внутренний диаметр от 37 до 45 метров;
* толщина стен и купола от 0,8 до 1,3 метра;
* толщина основания от 1 м (скальная порода или опора на специальное сооружение, как в реакторах ВВЭР-1000) до 5 м (недостаточно твёрдый грунт под основанием, высокая сейсмичность, предварительно-напряжённое основание);
* полная высота типичных оболочек 50—60 метров.

**Проходки**

Оборудование внутри гермооболочки связано с многочисленными вспомогательными и аварийными системами снаружи, поэтому через стены необходим вход трубопроводов и кабелей, для чего в гермооболочке предусматривается система герметичных трубных и кабельных проходок различного размера. В среднем их около 120. Самыми большими отверстиями являются: транспортный люк для загрузки/выгрузки оборудования и топлива — диаметр примерно 8 метров; основной и аварийные шлюзы для прохода персонала — по 3 метра; проходки паропроводов — 1,3 метра.

**Максимальные расчётные параметры при аварии**

* давление чаще всего 0,5 МПа;
* температура чаще всего 150 °C.

**Напряжение и прочность**

В среднем напряжение цилиндрической части типичного предварительно-напряжённого контейнмента при нормальной эксплуатации — 10 МПа в тангенциальном направлении и 7 МПа в вертикальном направлении, что обеспечивает прочность железобетона порядка 40 МПа.

**Облицовка**

Внутренняя облицовка, если она имеется, чаще всего из стали, толщиной 6…8 мм. Облицовка требуется для улучшения герметизации и большей устойчивости к нагрузкам.

**Расход материалов**

Указанные величины сильно разнятся в зависимости от проекта.

Одиночная оболочка с облицовкой (для энергоблока мощностью около 900 МВт):

 Арматура, т
 Преднапряжённая сталь, т
 Стальная облицовка, т

Двойная оболочка без облицовки (для энергоблока мощностью около 1400 МВт):

 Арматура, т
 Преднапряжённая сталь, т

### Кипящие реакторы

        Большинство кипящих реакторов работают в США, Японии (компания General Electric и её лицензиаты, Toshiba и Hitachi), Швеции (компания ABB) и Германии (компания Kraftwerk Union  (нем.) (рус.).

Все кипящие реакторы проектируются с системами снижения давления в гермооболочке. Контейнмент состоит из двух главных частей — сухой шахты (сухого бокса) реактора (англ. dry-well) и бака-барботера (англ. wet-well). В случае аварии с потерей теплоносителя в пределах гермообъёма, пар направляется с помощью козырьков (направляющих аппаратов) в бак-барботер с водой, где происходит его конденсация. В дополнение имеются также системы с распылением воды в гермообъёме. В связи с такой конструкцией объёмы оболочек довольно малы — около 1/6 размера от «сухой» оболочки водо-водяных реакторов. Почти все вспомогательные системы располагаются в здании, окружающем гермооболочку. Это здание выполняет роль второго контейнмента (англ. secondary containment), в нём поддерживается слабое разрежение.

Большинство первых проектов General Electric и её лицензиатов в различных странах имеет бетонный контейнмент со стальной внутренней оболочкой грушевидной формы, отделяющей сухой бокс от бака-барботера. В Скандинавии блоки компании ABB, например в Швеции и Финляндии (АЭС Олкилуото), оснащены гермооболочками из предварительно-напряжённого железобетона со стальной облицовкой, закрытого в верхней части стальным куполом. Основание и верхняя часть предварительно-напряжены лишь частично. В Германии энергоблоки Kraftwerk Union  (нем.) (рус. первоначально оснащались стальными полусферическими гермооболочками, затем проектные решения изменились на цилиндрические оболочки из предварительно-напряжённого железобетона со стальной облицовкой и дополнительной защитой от падения самолётов в верхней части (блоки B и C АЭС Гундремминген). В энергоблоках с улучшенными кипящими реакторами, которые строит General Electric и его лицензиаты в Японии и на Тайване, гермооблочка интегрирована в здание реакторного отделения таким образом, что уменьшился общий размер сооружения и увеличилась сейсмоустойчивость за счёт понижения центра тяжести.

Для решения проблемы скопления водорода, которая стоит в кипящих реакторах значительно острее из-за меньших размеров оболочки, в ранних конструкциях контейнментов применяется заполнение сухой шахты реактора инертным газом (например, чистым азотом), в более поздних проектах предусматриваются системы дожигания водорода.

#### Типичные характеристики

**Геометрия**

Типичная оболочка — цилиндр (часто с шарообразным утолщением в нижней части), установленный на массивной плите и увенчанный плитой из предварительно-напряжённого железобетона со съёмным металлическим колпаком для доступа к реактору. Внутренний диаметр обычно 26, высота 35 метров, у улучшенных кипящих реакторов — диаметр на 3 метра больше при 29,5-метровой высоте.

**Проходки**

Количество отверстий — около 100, причём под транспортный люк (самое большое отверстие в оболочках водо-водяных реакторов) отсутствует. Шлюзы для персонала имеют диаметр 2,5 метра.

**Максимальные расчётные параметры при аварии**

Расчётные параметры в среднем несколько выше, чем у оболочек водо-водяных реакторов: давление — обычно 0,6 МПа, температура — 170 °С.

**Облицовка**

Внутренняя облицовка из стали толщиной 6…10 мм.

### Тяжеловодные реакторы

        Тяжеловодные реакторы в основном известны под названием CANDU, это канадское национальное направление. Эти реакторы Канада также строила в Южной Корее, Пакистане, Румынии, Китае и Аргентине. Другое государство, где реакторы этого типа являются национальным направлением, — Индия. Также их строил немецкий Kraftwerk Union  (нем.) (рус., например, на АЭС Атуча в Аргентине.

Примером стандартного для CANDU дизайна гермооболочек могут послужить четыре энергоблока АЭС Пикеринг. Все их цилиндрические оболочки, в которых находятся оборудование первого контура и парогенераторы, соединены с отдельно стоящим специальным «вакуумным» сооружением объёмом 82 000 м³, в котором поддерживается разрежение 0,007 МПа. В случае аварии с повышением давления в гермооболочке одного из блоков, происходит разрыв мембраны на трубопроводе, и аварийный блок соединяется с вакуумным сооружением. Таким образом избыточное давление полностью сбрасывается менее, чем за 30 секунд, даже в случае несрабатывания аварийных систем энергоблоков. И гермооболочки, и вакуумное сооружение оснащены спринклерными (распылительными) и вентиляционными системами для конденсации пара и снижения давления. Также в вакуумном сооружении имеется дополнительный бак с аварийным запасом воды для этих целей. Расчётное давление оболочек реакторов составляет 0,42 МПа с вакуумным сооружением и 0,19 МПа без него. Гермооболочки выполнены из предварительно-напряжённого железобетона, вакуумное сооружение — из железобетона. Внутренняя облицовка оболочек — из резины на основе эпоксидных смол и винила, армированной стеклопластиком, вакуумное сооружение без облицовки. В более поздних проектах, например канадской АЭС Брюс, облицовка оболочек выполнена стальной, а железобетон вакуумного сооружения предварительно напряжён.

Гермооболочки индийских реакторов развивались в другом направлении. В отличие от канадских реакторов, индийские оболочки двойные, без внутренней облицовки и с баком-барботером в гермообъёме. Контейнмент разделён водонепроницаемыми перегородками на сухой бокс и бак-барботер. В случае аварии пароводяная смесь через вентиляционную систему сбрасывается из сухого бокса в бак-барботер и конденсируется. Блоки АЭС Раджастан (пуск в 1981 году) стали первыми в Индии из предварительно-напряжённого железобетона (только купол, стены — из железобетона). В последующем проекте, АЭС Мадрас, применено разделение объёмов на сухой бокс и барботер. Гермооболочки энергоблоков этой станции частично двойные, внутренняя оболочка из предварительно-напряжённого, а внешняя — из монолитного, не армированного бетона. Следующим этапом эволюции стали гермооболочки АЭС Нарора, в которых внешняя оболочка выполнена из железобетона. Затем, на АЭС Какрапар внешний купол был выполнен съёмным для возможности замены парогенераторов. Этот дизайн с небольшими изменениями использовался на множестве индийских энергоблоков.

### Другие типы

    Реакторы-размножители на быстрых нейтронах были разработаны и функционировали в нескольких странах (США, Японии, Великобритании, Франции, СССР), однако в настоящий момент работает лишь единственный в мире, БН на Белоярской АЭС в России. Так как теплоносителем в таких реакторах является жидкий металл, а не вода, гермооболочки, бетонные или стальные, рассчитываются на значительно меньшее давление — 0,05—0,15 МПа.

Газоохлаждаемые реакторы (Magnox и AGR) — национальное направление в реакторостроении Великобритании. Такие реакторы не имеют гермооболочек. Основное оборудование в них интегрировано с активной зоной в корпус из предварительно-напряжённого железобетона, который, таким образом, играет роль контейнмента.

Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы строились в 60-е, и все были закрыты к концу 80-х годов. В США компанией General Atomics были построены несколько энергоблоков станций «Форт-Сент-Врейн»  (англ.) (рус. и «Пич-Боттом». Гермооболочки цилиндрической формы из железобетона c куполом, внутри находятся реактор из предварительно-напряжённого железобетона и основное оборудование. Расчётное давление — 0,35 МПа. В Германии действовал реактор THTR-300  (англ.) (рус. компании Nukem  (нем.) (рус. без гермооболочки, с цилиндрическим реактором из предварительно-напряжённого железобетона.

В энергоблоках с реакторами РБМК, которые строились в СССР, гермооболочки не использовались из-за больших размеров реактора. Роль контейнмента выполняет система бетонных боксов вокруг реактора, в которых находится основное оборудование, и бассейн-барботер для сброса пара в случае аварийной ситуации.

## Современные тенденции

    Современные тенденции в сооружении гермооболочек направлены, в основном, в сторону наращивания пассивных, то есть не требующих источников энергии и сигнала на включение систем. В этом направлении активно развивались все аварийные системы в реакторах последнего, 3+ поколения. В настоящее время ведётся строительство четырёх ВВЭР-1200 (Нововоронежская АЭС-2 и Ленинградская АЭС-2) в России, четырёх AP1000 (компания Westinghouse) в Китае и четырёх EPR  (англ.) (рус. (Areva совместно с Siemens) в Финляндии, Франции и Китае. Россия уже использовала новые решения при строительстве Тяньваньской АЭС в Китае и АЭС Куданкулам в Индии. Существует и целый ряд других проектов различных компаний мира, реализация которых ещё не начата.

Во всех новых проектах гермооболочки двойные, внешняя для защиты от внешних воздействий и внутренняя для локализации аварий с разгерметизацией первого контура. В ВВЭР-1200 и EPR внешняя оболочка из железобетона, внутренняя из предварительно-напряжённого железобетона. В AP1000 внутренняя оболочка стальная. Во всех проектах между внутренней и внешней оболочками в случае аварии организуется естественная циркуляция воздуха для охлаждения внутренней оболочки.

Другим направлением в повышении безопасности является защита гермооболочки в случае расплавления ядерного топлива и прожигания им корпуса реактора. Впервые подобное устройство было сооружено в контейнменте Тяньваньской АЭС с ВВЭР-1000 (пуск в 2007 году) и принято для проектов с ВВЭР-1200. В российских гермооболочках ловушка расплава сооружается под реактором, в её корпусе находится наполнитель, в основном из оксидов железа и алюминия. Наполнитель растворяется в расплаве топлива для уменьшения его объёмного энерговыделения и увеличения поверхности теплообмена, а вода по специальным трубопроводам заливает эту массу. В EPR ловушка организована по-другому — расплав, прожёгший корпус, попадает на наклонную поверхность, направляющую его стекание в бассейн с водой и охлаждаемым металлическим днищем специальной конструкции. В AP1000 ловушка расплава отсутствует, но предусмотрена система для предотвращения прожигания корпуса — шахта реактора в случае такой аварии заливается водой, охлаждающей корпус снаружи.

Известным нововведением в области пассивной безопасности являются каталитические рекомбинаторы водорода. Их можно устанавливать и на уже работающих блоках (на множестве АЭС по всему миру они уже установлены), в обязательный набор элементов они входят в новых проектах. Рекомбинаторы — небольшие устройства, которые во множестве устанавливаются по всему гермообъёму и обеспечивают снижение концентрации водорода при авариях с его выделением. Рекомбинаторы не требуют источников энергии и команд на включение — при достижении небольшой концентрации водорода (0,5—1,0 %) процесс его поглощения рекомбинаторами начинается самопроизвольно.

### Требования к проектированию и испытаниям в США

В Соединенных Штатах Раздел 10 Кодекса федеральных правил, часть 50, Приложение А, Общие критерии проектирования (GDC 54-57) или какая-либо другая основа проектирования обеспечивает основные критерии проектирования для изоляции линий, проходящих через стену защитной оболочки. На каждой большой трубе, проходящей через защитную оболочку, такой как паропроводы, установлены запорные клапаны, сконфигурированные в соответствии с Приложением А; обычно два клапана. Для линий меньшего размера, одна внутри, а другая снаружи. Для крупных трубопроводов высокого давления пространство для предохранительных клапанов и соображения технического обслуживания заставляют проектировщиков устанавливать запорные клапаны вблизи того места, где линии выходят из защитной оболочки. В случае утечки в трубопроводе высокого давления, по которому проходит охлаждающая жидкость реактора, эти клапаны быстро закрываются, чтобы предотвратить утечку радиоактивности из защитной оболочки. Клапаны на трубопроводах резервных систем, проникающих в защитную оболочку, обычно закрыты. Запорные клапаны защитной оболочки могут также закрываться при различных других сигналах, таких как высокое давление в защитной оболочке, возникающее во время обрыва магистрали с высоким энергопотреблением (например, магистральных трубопроводов пара или питательной воды). Здание защитной оболочки служит для удержания пара / результирующего давления, но обычно такой разрыв в реакторе с водой под давлением не приводит к радиологическим последствиям.

Во время нормальной эксплуатации защитная оболочка герметична, и доступ осуществляется только через воздушные шлюзы морского типа. Высокая температура воздуха и радиация от активной зоны ограничивают время, измеряемое в минутах, которое люди могут проводить внутри защитной оболочки, пока станция работает на полную мощность. В случае наихудшей аварийной ситуации, называемой в правилах NRC "проектной аварией", защитная оболочка предназначена для герметизации и сдерживания расплавления. Резервные системы установлены для предотвращения обвала, но в соответствии с политикой предполагается, что он произойдет, и, следовательно, требуется здание защитной оболочки. В целях проектирования предполагается, что трубопроводы корпуса реактора повреждены, что приводит к "LOCA" (аварии с потерей теплоносителя), когда вода в корпусе реактора выбрасывается в атмосферу внутри защитной оболочки и превращается в пар. Возникающее в результате повышение давления внутри защитной оболочки, которая предназначена для того, чтобы выдерживать давление, приводит к включению защитных аэрозолей ("обливающих аэрозолей") для конденсации пара и, таким образом, снижения давления. SCRAM ("нейтронное отключение") начинается очень скоро после того, как происходит разрыв. Системы безопасности закрывают второстепенные линии, ведущие в герметичную защитную оболочку, путем перекрытия запорных клапанов. Системы аварийного охлаждения активной зоны быстро включаются, чтобы охладить топливо и предотвратить его плавление. Точная последовательность событий зависит от конструкции реактора.

Здания защитной оболочки в США подвергаются обязательному тестированию на соответствие положениям о защитной оболочке и изоляции в соответствии с 10 CFR, часть 50, Приложение J. Комплексные испытания на утечку в защитной оболочке (тесты типа "А" или CILRTs) проводятся на 15-летней основе. Локальные тесты скорости утечки (тестирование типа B или типа C, или LLRTs) выполняются гораздо чаще[*необходима для цитирования*], как для выявления возможной утечки при аварии, так и для определения местоположения и устранения путей утечки. LLRTs выполняются на запорных клапанах защитной оболочки, люках и других приспособлениях, проникающих внутрь защитной оболочки. Согласно лицензии на эксплуатацию, атомная станция обязана подтверждать целостность защитной оболочки перед перезапуском реактора после каждой остановки. Требование может быть выполнено при удовлетворительных результатах локального или комплексного тестирования (или их комбинации при выполнении ILRT).

В 1988 году Национальные лаборатории Сандии провели испытание, в ходе которого реактивный истребитель врезался в большой бетонный блок на скорости 775 км /ч (482 миль в час).Самолет оставил в бетоне выбоину глубиной всего 64 миллиметра (2,5 дюйма). Хотя блок не был сконструирован как противоракетный щит здания сдерживания, он не был закреплен и т.д., Результаты были признаны ориентировочными. Последующее исследование, проведенное EPRI, Институтом исследований электроэнергетики, показало, что коммерческие авиалайнеры не представляли опасности.

Атомная электростанция в Терки-Пойнт пострадала непосредственно от урагана Эндрю в 1992 году. В Терки-Пойнт имеется два энергоблока на ископаемом топливе и два ядерных энергоблока. Был нанесен ущерб на сумму более 90 миллионов долларов, в основном резервуару для воды и дымовой трубе одного из установок, работающих на ископаемом топливе, но здания защитной оболочки не пострадали.

## Примечания

1. ↑ Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. Основные термины и определения
2. ↑ 2,0 2,1 2,2 2,3 Защитная оболочка Архивная копия от 15 августа 2016 на Wayback Machine // Глоссарий Института проблем безопасного развития атомной энергетики РАН
3. ↑ Глоссарий МАГАТЭ по вопросам безопасности**(неопр.)**. Дата обращения: 4 августа 2016. Архивировано 22 августа 2016 года.
4. ↑ 4,0 4,1 4,2 4,3 Nuclear containments: state-of-art report. — Stuttgart: Fédération internationale du béton, 2001. — P. 1. — 117 p. — ISBN 2-883-94-053-3.
5. ↑ *Кайоль А., Щапю К., Щоссидон Ф., Кюра Б., Дюонг П., Пелль П., Рище Ф., Воронин Л. М., Засорин Р. Е., Иванов Е. С., Козенюк А. А., Куваев Ю. Н., Филимонцев Ю. Н.* Безопасность атомных станций. — Paris: EDF-EPN-DSN, 1994. — С. 29—31. — 256 с. — ISBN 2-7240-0090-0.
6. ↑ 6,0 6,1 *Paul Ih-fei Liu.* Energy, technology, and the environment. — New York: ASME, 2005. — P. 165—166. — 275 p. — ISBN 0-7918-0222-1.
7. ↑ 7,0 7,1 *Swarup R., Mishra S. N., Jauhari V. P.* Environmental Science And Technology. — New Delhi: Mittal publications, 1992. — P. 68—79. — 329 p. — ISBN 81-7099-367-9.
8. ↑ *Самойлов О. Б., Усынин Г. Б., Бахметьев А. М.* Безопасность ядерных энергетических установок. — М.: Энергоатомиздат, 1989. — С. 26—27. — 280 с. — ISBN 5-283-03802-5.
9. ↑ 9,0 9,1 9,2 9,3 *Jan Beyea, Frank Von Hippel.* Containment of a reactor meltdown (англ.) // Bulletin of the Atomic Scientists. — 1982. — Vol. 38, no. 7. — P. 52—59. — ISSN ISSN: 0096-3402.
10. ↑ *Ray Nelson.* Manufactured Meltdown (англ.) // Popular Science : magazine. — Bonnier Group, 1988. — Vol. 232, no. 1. — P. 66—67. — ISSN ISSN: 0161-7370.
11. ↑ Nuclear powerplant standardization : light water reactors. — Washington: United States Government Printing Office, 1981. — P. 19—20. — 63 p.
12. ↑ 12,0 12,1 12,2 Nuclear containments: state-of-art report. — Stuttgart: Fédération internationale du béton, 2001. — P. 9—11. — 117 p. — ISBN 2-883-94-053-3.
13. ↑ 13,0 13,1 *Amano R.S., Sunden B.* Thermal Engineering in Power Systems. — Southampton: WIT Press, 2008. — P. 142—149. — 388 p. — ISBN 978-1-84564-062-0.
14. ↑ *Anthony V. Nero, jr.* A Guidebook to Nuclear Reactors. — Berkeley, Los Angeles, London: University of California Press, 1979. — P. 86—92. — 281 p. — ISBN 0-520-03482-1.
15. ↑ Архивированная копия**(неопр.)** (недоступная ссылка). Дата обращения: 20 марта 2011. Архивировано 10 июля 2007 года.Архивированная копия**(неопр.)** (недоступная ссылка). Дата обращения: 20 марта 2011. Архивировано 10 июля 2007 года.
16. ↑ *Charles K. Dodd.* Industrial decision-making and high-risk technology: siting nuclear power facilities in the USSR. — Lanham, London: Rowman & Littlefield, 1994. — P. 87. — 212 p. — ISBN 0-8476-7847-4.
17. ↑ 17,0 17,1 17,2 *Андрушечко С. А., Афоров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф.* АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. — М.: Логос, 2010. — 604 с. — 1000 экз. — ISBN 978-5-98704-496-4. Архивная копия от 6 марта 2011 на Wayback Machine
18. ↑ 18,0 18,1 18,2 18,3 18,4 18,5 18,6 Nuclear containments: state-of-art report. — Stuttgart: Fédération internationale du béton, 2001. — P. 19—22. — 117 p. — ISBN 2-883-94-053-3.
19. ↑ 19,0 19,1 Nuclear containments: state-of-art report. — Stuttgart: Fédération internationale du béton, 2001. — P. 12—15. — 117 p. — ISBN 2-883-94-053-3.
20. ↑ 20,0 20,1 *M.Ragheb.* Containment structures (англ.) (недоступная ссылка). University of Illinois at Urbana–Champaign (2011-03-16). Дата обращения: 21 марта 2011. Архивировано 15 мая 2011 года.
21. ↑ 21,0 21,1 *Anthony V. Nero, jr.* A Guidebook to Nuclear Reactors. — Berkeley, Los Angeles, London: University of California Press, 1979. — P. 103—107. — 281 p. — ISBN 0-520-03482-1.
22. ↑ *George A. Greene.* Heat transfer in nuclear reactor safety. — San Diego: Academic Press, 1997. — P. 308. — 357 p. — ISBN 0-12-020029-5.
23. ↑ 23,0 23,1 23,2 23,3 Nuclear containments: state-of-art report. — Stuttgart: Fédération internationale du béton, 2001. — P. 24. — 117 p. — ISBN 2-883-94-053-3.
24. ↑ 24,0 24,1 Nuclear containments: state-of-art report. — Stuttgart: Fédération internationale du béton, 2001. — P. 16—17. — 117 p. — ISBN 2-883-94-053-3.
25. ↑ *Anthony V. Nero, jr.* A Guidebook to Nuclear Reactors. — Berkeley, Los Angeles, London: University of California Press, 1979. — P. 116. — 281 p. — ISBN 0-520-03482-1.
26. ↑ Canada enters the nuclear age: a technical history of Atomic Energy of Canada Limited as seen from its research laboratories. — Canada: AECL, 1997. — P. 314—318. — 439 p. — ISBN 0-7735-1601-8.
27. ↑ 27,0 27,1 27,2 27,3 Nuclear containments: state-of-art report. — Stuttgart: Fédération internationale du béton, 2001. — P. 18. — 117 p. — ISBN 2-883-94-053-3.
28. ↑ *Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я.* Канальный ядерный энергетический реактор. — М.: Атомиздат, 1980. — P. 153—169. — 208 p.
29. ↑ *Alan M. Herbst, George W. Hopley.* Nuclear energy now: why the time has come for the world's most misunderstood energy source. — New Jersey: John Wiley & Sons, 2007. — P. 150—153. — 229 p. — ISBN 978-0-470-05136-8.
30. ↑ 30,0 30,1 30,2 *Saito T., Yamashita J., Ishiwatari Y., Oka. Y.* Advances in Light Water Reactor Technologies. — New York, Dordrecht, Heidelberg, London: Springer, 2011. — 295 p. — ISBN 978-1-4419-7100-5.
31. ↑ 31,0 31,1 AP1000 (англ.). Westinghouse (2011-03-16). Дата обращения: 22 марта 2011. Архивировано 1 февраля 2012 года.
32. ↑ *Гусаров В. В., Альмяшев В. И., Хабенский В. Б., Бешта С. В., Грановский В. С.* Новый класс функциональных материалов для устройства локализации расплава активной зоны ядерного реактора // Российский химический журнал. — М., 2005. — № 4. — С. 17—28. Архивировано 18 октября 2012 года.
33. ↑ *Келлер В. Д.* Пассивные каталитические рекомбинаторы водорода для атомных электростанций // Теплоэнергетика. — М.: МАИК «Наука/Интерпериодика», 2007. — № 3. — С. 65—68. — ISSN ISSN: 0040-3636. Архивировано 6 апреля 2019 года.

## Литература

* Nuclear containments: state-of-art report. — Stuttgart: Fédération internationale du béton, 2001. — 117 p. — ISBN 2-883-94-053-3.
* *Bangash, M.Y.H.* Structures for Nuclear Facilities. — Heidelberg, Dordrecht, London, New York: Springer, 2011. — 457 p. — ISBN 978-3-642-12560-7.