Јадрото на еден реактор кој служи за истражување. Сината боја околу прачките е последица на Черенково зрачење.
Атомска централа во Сиво, Франција
**Јадрен реактор** или **нуклеарен реактор** — постројка во која се одвива верижна реакција на јадрен распад под контролирани и стабилни услови. Јадрени реактори главно служат за создавање топлина за побудување на електрична енергија, но исто така можат да се најдат во подморниците и воените бродови како главен извор на енергија. Покрај тоа, исто така служат како извор на неутрони, кои можат да служат за создавање на разлини радиоактивни изотопи за јадрената медицина или индустријата.

Иако терминот „*јадрен реактор*" исто така може да се користи за инсталација во која би се одвивала верижна реакција на јадрено соединување, најчесто тоа не се прави и под овој термин се подразбира инсталација во која се одвива верижна реакција на јадрено цепење.

Основен концепт на работа на јадрен реактор
-------------------------------------------

Атомска централа во Дул, Белгија
Механичката енергија којашто генератор треба ја претвори во електрична енергија произлегува од јадрениот распад. При овој процес јадрото на тежок елемент како што е ураниумот апсорбира неутрон, поради што атомот станува нестабилен и доаѓа до негов распад при што се создаваат две помали јадра. При распадот на атом на ураниум се создаваат две помали јадра, 2 до 3 брзи неутрони и големо количество на енергија. Помалите јадра се радиоактивни и исто така се распаѓаат, поради што повторно се ослободува енергија.

### Верижна реакција

При распадот на ураниум настануваат повеќе неутрони отколку што ќе се користат. Поради тоа самата реакција е самоодржлива. Неутроните кои при распад на 235U се ослободуваат се движат премногу брзо за да предизвикат распад на други атоми на ураниум и поради тоа потребно е тие да бидат претходно успорени со помош на модератор, како што се графитот или водата. За да не настанат премногу успорени неутрони вишокот може да биде апсорбиран од други елементи како што се кадмиум и бор. Со внесување на шипки изработени од овие материјали во јадрото на јадрениот реактор целиот процес на јадрен распад може да биде регулиран.

### Итно сопирање

Во случај на опасност верижната реакција може да биде сопрена. Сопирањето е познато под терминот „*scram*" за BWR (**b**oiling **w**ater **r**eactor) јадрените реактори, додека кај PWR (**p**ressurized **w**ater **r**eactor) реакторите се користи и терминот „*reactor trip*". Итното сопирање на верижната реакција во јадрениот реактор се случува така што голем број на шипки изработени од кадмиум и бор, борна киселина и други течни неутрон-апсорбери се внесуваат во јадрото на реакторот со цел да ги апсорбираат сите слободни неутрони. Верижната реакција се сопира доколку настанал или набргу ќе настане дефект во целокупниот систем за правилно работење на реакторот. Најчесто јадрените реактори се сопираат поради дефект во спроведувањето на електричната енергија до системот за ладење, или пак при големи вибрации, земјотрес на пример. 

Три реактори во атомската централа Фукушима I прегреале предизвикувајќи експлозии при што големи количини на радиоактивни материи биле ослободени во воздухот.
Сепак материјата во реакторот останува топла подолго време поради што топлината треба да биде отстранета. Кај постарите јадрени реактори ова може да претставува проблем бидејќи единствен начин за отстранување на топлината е со активно ладење. При недоволно ладење материјата во јадрото на реакторот може да почне да се топи, односно доаѓа до процес наречен „*meltdown*". За последен пат meltdown е регистриран во атомската централа Фукушима I во 2011 година како последица на земјотрес и цунами.

### Пренос на топлина и создавање на електрична енергија

Кај BWR јадрените реактори топлината која настанува при распаѓањето на атомите на ураниум се апсорбира во деминерализирана вода и се насочува надвор од реакторот во вид на водена пареа. Кај PWR јадрените реактори топлината ја апсорбира исто така деминерализирана вода, но со таа разлика што водата е под притисок од околу 155 бара и има температура од 305 целзиусови степени.

Кај PWR јадрените реактори водата со апсорбираната топлина се насочува кон примарно коло, од каде топлината пак се префлува на секундарно коло каде што настанува водена пареа.

И во едниот и другиот случај резултатот е водена пареа под висок притисок (околу 60 бара) која се користи за ротирање на турбина која овозможува создавање на електрична енергија во турбогенераторот. На овој начин топлината најефикасно се користи за претворање на механичката во електрична енергија.

BWR и PWR реакторите се нарекуваат уште и лесноводени реактори бидејќи користат само вода како модератор на неутроните. Кај сите лесноводени реактори истата вода се користи за пренос на топлината од реакторот кон турбината. Јадрените реактори кај кои преносот на топлина се одвива со „*тешка вода*" (девтериум оксид) која е под притисок се користи гас како што е хелиум или јаглерод диоксид за ладење на реакторот. Кај други јадрени реактори исто така се користи и солен раствор или течен метал (натриум, олово или бизмут).

### Времетраење на еден циклус

Вкупното количество на енергија присутно во резервоарот на јадрено гориво најчесто се изразува како вкупниот број денови при коишто реакторот може да работи на полна моќ. Бројот на овие денови зависи од резервите на јадреното гориво.

На крајот од циклусот горивото кое е „изгорено" се заменува со ново гориво. Кај BWR јадрените реактори се заменува околу една четвртина од вкупното гориво присутно во реакторот, додека кај PWR јадрените реактори се заменува околу една третина.

### Ефикасност

Вкупното количество на енергија кое се ослободува од јадреното гориво се нарекува „*burn up*", и се изразува како топлина-енергија добиена од почетната количина на јадреното гориво.
Најчеста мерна единица за ова количество енергија е топлински мегават на метрички тон тешок метал. (Каде што не се користи добиената електрична енергија, туку добиената топлинска енергија како мерна единица).

Видови јадрени реактори
-----------------------

Јадрото на јадрен реактор
Според брзината на неутроните кои се користат во процесот на јадрен распад, постојат две основни типови на јадрени реактори.

**Топлински (спори) реактори** користат спори неутрони. Повеќето јадрени реактори за создавање на електрична енергија се од овој тип. Користат модератор за да ги успори неутроните за да спречат нивно апсорбирање од страна на 238U. Се состојат од јадрено гориво, обвивки, садови под притисок, штитови за заштита од зрачење и инструменти за контролирање и регулирање на системите на јадрениот реактор. Првите реактори за продукција на плутониум биле топлински реактори кои користеле графит како модератор.

**Брзи реактори** користат брзи неутрони. За овој тип на реактори потребно е јадрено гориво од висок квалитет (гориво кое се користи во јадрено оружје) и не користат модератор. Јадреното гориво кое се користи кај овој тип на реактори е толку квалитетно што скоро не настанува 238U за да ги апсорбира неутроните. Овој тип на реактори се користи во атомските подморници каде што ефикасно треба да се користи просторот и за продукцијата на плутониум.

Топлинските реактори можат да се подалат на три вида според тоа дали користат канали, голем сад под притисок или гас за ладење.

Повеќето комерцијални реактори и реакторите кои се користат во бродовите користат голем сад под притисок во којшто добиената пареа се собира. Овој сад исто така служи како обвивка и како штит за заштита од зрачење.

Анимиран приказ на концептот на работа на PWR јадрен реактор.
PWR (**p**ressurized **w**ater **r**eactor) јадрените реактори користат лесна вода под висок притисок (155 бара) за ладење, а истовремено и како модератор. Првично, овие реактори биле планирани да се користат само во атомските подморници, но денес реакторите ги има во повеќе атомски централи за добивање на електрична енергија. Поради високиот притисок во садот водата не е во можност да врие, покрај тоа што има температура од околу 300 °C. Топлата вода оттргнува кон турбина и предизвикува таа да ротира поради што го поттикнува генераторот да ја претвори механичката енергија во електрична енергија. Големиот сад во кој водата е под висок притисок го претставува примарното коло на PWR јадрените реактори. Водата од примарното коло преку цевки се насочува кон втор сад каде што ја загрева водата која се наоѓа во тој сад. Овој сад и патот до турбините го претставува секундарното коло на PWR јадрените реактори. Важно е да се знае дека водата од примарното и водата од секундарното коло никогаш немаат „контакт", односно примарното коло претставува затворен систем - има само замена на енергија, но не и на материја.

Анимиран приказ на концептот на работа на BWR јадрен реактор.
BWR (**b**oiling **w**ater **r**eactor) јадрените реактори користат лесна вода за создавање на водена пареа, којашто исто така служи и како модератор. Топлината која се создава поради јадреното цепење во јадрото на јадрениот реактор предизвикува водата да се претвори во пареа. Водената пареа ја поттикнува турбината на работа, а потоа со помош на кондензатор повторно се враќа во течна агрегатна состојба и се враќа во кората на реакторот од каде што повторно ќе се користи за истата употреба. Водата во јадрото на реакторот е на притисок од околу 75 atm поради што нејзината точка на вриење е 285 °C. Најголеми предности на BWR реакторите се тоа што работат на значително помал притисок во однос на PWR реакторите, содржат помалку елементи поради што веројатноста за дефект и прекин е помала, мерењето на нивото на водата за време на нормално работење и ненадеен настан се врши според иста процедура што придонесува кон интуитивна и лесна проценка на состојбата во реакторот. Поголеми недостатоци на BWR реакторите се потребата од комплексни пресметки и повеќе инструменти во јадрото на реакторот за правилно управување и тоа што садот е потребно да има поголеми димензии во однос на сад користен во PWR реактор.

Првиот RBMK јадрен реактор бил Обнинск АМ-1. Во употреба бил сè до 29 април 2002 година. Денес објектот е музеј.
Шематски приказ на јадрото на RBMK јадрен реактор
RBMK (**R**eaktor **B**olshoy **M**oschnosti **K**analniy) јадрените реактори се кулминација на советскиот јадрен план. RBMK јадрените реактори користат канали (цевки) кои се под притисок. Како модератор користат графит. Додека се во употреба, за разлика од другите видови на јадрени реактори, исто како и CANDU јадрените реактори „изгореното" јадрено гориво може да биде заменето без прекинување на работа. Оваа можност со себе носи и повеќе безбедносни ризици. Токму нискиот коефициент на реактивност и нестабилноста на ниски нивоа на енергија предизвикале Чернобилската несреќа. После Чернобилската несреќа кај сите RBMK јадрени реактори биле преземени безбедносни мерки за превенција од иста ваква несреќа. RBMK реакторите се привлечни поради тоа што користат лесна вода и не им е потребно јадрено гориво од висок квалитет. Денес 11 атомски централи со RBMK реактори се сè уште активни, а вкупно се изградени 17.

ZEEP (Zero Energy Experimental Pile) е првиот CANDU јадрен реактор којшто се користел исклучиво за јадрени истражувања. Изграден е во 1945 година.
Две шипки долги 50 cm со пречник од 10 cm продуцираат 109 kWh 
CANDU (**CAN**ada **D**euterium **U**ranium) јадрените реактори исто како и RBMK користат канали кои се под притисок за ладење. Карактеристично за овие реактори е тоа што користат тешка вода (девтериум оксид) во примарното коло, на кое се должи подобрата модерација поради што не е потребен збогатен ураниум. Тешката вода брзо го успорува неутроните поради што тие стануваат побрзо топлински и можат да предизвикат јадрен распад кај други атоми. Освен ураниум, CANDU реакторите можат да работат и на MOX (Mixed Oxides) гориво со плутониум од јадрено оружје, ториум или користено гориво од BWR и PWR јадрени реактори. Исто како и кај RBMK јадрените реактори, кај CANDU реакторите можат да се заменат шипките со јадрено гориво без притоа да биде стопиран реакторот.
Сите атомски централи во Канада имаат CANDU реактори. Освен во Канада, атомски централи со CANDU реактори има во Кина, Романија, Аргентина и Јужна Кореја.
Втората по големина атомска централа, Брус, исто така има CANDU реактори.

Шематски приказ на AGC јадрен реактор. Разменувачот на топлина се наоѓа во засилениот бетон, садот и штитот за зрачење.

1. Шипки со јадрено гориво
2. Контролни прачки
3. Графит (модератор)
4. Собирач на употребено гориво
5. Зајакнет бетон
6. Циркулација на гас
7. Вода
8. Циркулација на вода
9. Цевка со вода
10. Водена пареа
GCR (**g**as-**c**ooled **r**eactor) и AGR (**a**dvanced **g**as-cooled **r**eactor) јадрените реактори содржат јадро кое е изградено од графит и користат јаглерод диоксид како средство за ладење. GCR и AGR јадрените реактори се така дизајнирани да условите во кои се наоѓа пареата се исти со тие кај термоцентрала со цел да може да се користи ист вид на турбогенератор. Температурата на затоплениот јаглерод диоксид кој излегува од кората кај овие реактори изнесува околу 648 °C. Со цел да се постигне оваа температура во јадрото, а истовремено да не се оштети јадрото на реакторот (бидејќи графитот на висока температура оксидира при што настанува јаглерод диоксид), јаглерод диоксид со температура од 278 °C се користи за ладење на графитот, а потоа истиот достигнува температура од 648 °C. Јадреното гориво кај овие реактори е ураниум диоксид, збогатен околу 2,5-3.5%, во вид на метални шипки. Во првичниот дизајн планирано било реакторот да има облога од берилиум, но подоцна оваа облога била тргната од конечниот план и заменета со не’рѓосувачки челик. Откако ќе помине низ кората на реакторот, јаглеродниот диоксид поминува покрај цевка исполнета со вода. Водата поради високата температура на јаглеродниот диоксид се претвора во водена пареа, оттргнува кон турбина и предизвикува таа да ротира поради што го поттикнува генераторот да ја претвори механичката енергија во електрична енергија. Контролни прачки и секундарен систем кој е одговорен за инјектирање на азот во јадрото на реакторот се пробиваат низ графитот. Терцијален систем кој е одговорен за инјектирање на бор во јадрото е потребен доколку притисокот во јадрото треба да се намали, а привремено нема доволно контролни прачки во јадрото за да се контролира целата процедура. Моментално во Обединетото Кралство активни се седум атомски централи кои имаат AGR јадрени реактори. AGR јадрените реактори не се многу привлечни поради нивната комплексна структура и начин на работа, што претставува и главна причина поради која само во земјата каде што се измислени и дизајнирани се и конструирани.

Суперфеникс јадрениот реактор во Франција е еден од ретките LMFR јадрени реактори
LMFR (**l**iquid **m**etal **f**ast **r**eactor) јадрените реактори се напредни реактори кај кои примарно средство за ладење претставува течен метал. Бидејќи металите имаат поголема густина од водата, тие побрзо ја апсорбираат топлината и поради тоа се користат во јадрените подморници. Кај другите типови на јадрени реактори најчесто се зголемува притисокот за да се зголеми ефектот на водата како средство за ладење зголемувајќи ја нејзината точка на вриење, што со себе носи и безбедносни ризици и зголемено одржување на јадрените реактори. Кај LMFR јадрените реактори не се присутни ваквите безбедносни ризици бидејќи не користат вода како средство за ладење. Исто така, поради високата точка на вриење на металите, се создава водена пареа со повисока температура што ја зголемува нејзината термодинамичка моќност.
Течните метали, бидејќи се добри електрични спроводници, можат да бидат подвижени со електромагнетна пумпа. Неповолности се проблемите поврзани со инспектирањето и репарацијата на LMNR јадрените реактори потопени во непроѕирен стопен метал, а покрај ова алкалните метали можат да предизвикат дури и пожар. Други неповолности се корозија и/или создавањето на радиоактивни производи. Најчесто се користат натриум, легура на натриум и калиум (NaK), олово, еутектична легура на бизмут и олово, а во првите вакви јадрени реактори се користела жива како средство за ладење.
Натриумот и NaK (кнак) се не’рѓосувачки метали и можат да се користат со многу јадрени горива. Неповолноста е што во контакт со вода или воздух доаѓа до спонтано запалување при што се создава водороден гас. Неутронска активност на натриумот го прави сисокорадиоактивен, но сепак периодот на полураспаѓање е многу кус, па не постои потреба за дополнително отстранување на зрачењето.
Оловото во течна состојба ги пропушта и слабо ги апсорбира неутроните и претставува моќен штит против гама-зрачењето. Високата точка на вриење на оловото овозможува предности околу безбедноста така што ја намалува температурата на реакторот поефикасно дури и кога неговата температура е неколку стотини целзиусови степени над границите на нормала. Сепак, бидејќи оловото има висока точка на вриење, тешко е да се замени оловото или пак да се сервисира ваквиот реактор. Со цел да се намали точката на вриење на оловото се легира со бизмут, но еутектичната легура на бузмут и олово е високо корозивна за повеќето метали.
Калај не се користи како средство за ладење бидејќи создава кора, но се користи како дополнително или супституивно средство за ладење во случај на јадрена несреќа. Живата и оловото - користени во Чернобилската несреќа - се токсични, а натриум е лесно запалив. Водата испарува или истекува носејќи со себе радиоактивни супстанци создавајќи долготрајно загадување. Други предности се високата точка на вриење и способноста да создаде кора дури и над некој течен материјал заштитувајќи ја животната средина од отровни протекувања и чувајќи го средството за ладење во јадрениот реактор.

Ураниумска топка која претставува јадрено гориво на PBR јадрените реактори.PBR (**p**ebble-**b**ed **r**eactor) јадрените реактори користат пиролитички графит како модератор. Како средство за ладење користат инертен, полуинертен гас, азот или јаглерод диоксид. Најголемата разлика кај PBR јадрените реактори е тоа што јадреното гориво е во форма на топки, а не во форма на шипки. Ураниумските топки се покриени со графит којшто е отпорен на високи температури. Вториот слој се состои од сицилиум карбид, а третиот слој се состои од графит. Помеѓу последниот слој на графит и јадреното гориво има порозен графит. После три години реактивитетот на топките е толку опадната што истите мора да бидат заменети. После период од десет години радиоактивното зрачење значително се намалува, а во следниве педесет години нивото на зрачење целосно опаѓа.

MSR (**m**olten **s**alt **r**eactor) јадрените реактори користат стопена сол како средство за ладење, а во одредени случаи солта е присутна и во јадреното гориво. MSR нуклеарите реактори можат да работат на следниве два принципа:

* Со јадрено гориво во цврста агрегатна состојба, исто како и кај конвенционалните јадрени реактори. Во овој случај станува збор за реактор којшто користи стопен сол како средство за ладење.
* Со јадрено гориво растворен во стопена сол. Во овој случај стопената сол врши функција на средство за ладење како и јадрено гориво, а најчесто користено јадрено гориво кое се растворува е ураниум(IV)флуорид. Комбинирањето на средството за ладење и јадреното гориво придонесува до поефикасно работење на реакторот и пасивна сигурност. Под терминот „пасивна сигурност" се подразбира дека реакцијата скоро или не може да излезе од контрола, со што се намалува веројатноста на јадрен meltdown.

Поради своите одлики, овие јадрени реактори можат да работат на повисока температура во споредба со конвенционалните јадрени реактори, постигнувајќи поголем коефициент на корисно дејство. Исто така, MSR јадрените реактори можат да работат на атмосферски притисок, што придонесува до поголема безбедност. Кај овие јадрени реактори може да се користи и ториум како јадрено гориво. Солта почесто е флуорид бидејќи флуоридите имаат повисока точка на вриење, а покрај тоа апсорбираат помалку неутрони. Најчесто се користи еутектичка смеса со цел да се постигне пониска точка на топење. Солта предизвикува корозија поради што компонентите на реакторот најчесто се изработуваат од хастелтој (легура на кобалт, хром, никел и молибден), јаглен, композитен материјал или молибден.

AHR (**a**queous **h**omogeneous **r**eactors) јадрените реактори се вид јадрени реактори кај кои јадреното гориво (најчесто ураниум сулфат или ураниум нитрат) се раствора во вода. Горивото се меша со средството за ладење и модераторот, од каде што и произлегува името „хомоген реактор". Водата може да биде „тешка", односно девтериум оксид или диводород оксид. За реакторите кои користат тешка вода не е потребен збогатен ураниум, а покрај тоа користат и значително помало количество јадрено гориво. Дури и кај реакторите кои користат лесна вода 454 грама плутониум-239 или ураниум-233 се доволно за одвивање на целата реакција.

Преработка на јадрено гориво
----------------------------

Сите јадрени реактори користат јадрено гориво. Моменталната цена (2015) на ураниум е 35 американски долари за една фунта триураниум октаоксид. Еден килограм ураниум има енергетска вредност околу милион пати поголема отколку нафтата. Моментално нема недостиг на ураниум на светскиот пазар, но во иднината светот би можел да се соочи со ваков недостиг. Ако постоечките резерви на ураниум се потрошат, нови резерви на ураниум ќе мора да бидат вадени од морската вода. Морската вода содржи околу 3,5% сол, но исто така и мали количества на тешки метали. Милијарди години на ерозија предизвикале мали количества на тешки метали да се влеваат во морската вода. Така во еден кубен километар има околу 11 грама злато, но исто така и 3,3 килограми радиоактивни метали. Сета морска вода на Земјата содржи околу 4,5 милијарди тона на ураниум, доволно за моменталните јадрени реактори да работат безпрекорно за наредните 6500 години. Топлинските реактори најчесто им е потребен збогатен ураниум. Некои јадрени реактори користат смеса од ураниум и плутониум како јадрено гориво. Постојат и ториумски реактори кај кои ториум може да се претвори во 233U. Кората на Земјата содржи трипати повеќе ториум отколку ураниум.
Јадрениот отпад и покрај тоа што е опасен е компактен. Еден кубен метар јадрен отпад произлегува од секој гигават-година. После 600 години истиот отпад повеќе не е радиоактивен. Здравствените ризици произлегуваат од токсичноста на тешките метали и јонизирачките зрачења.

Историја
--------

Рускиот атомски мразокршач „Јамал" има две јадрени реактори кои продуцираат заедно околу 340 MW.
Енрико Ферми и Лео Силард биле првите кои докажале дека е можно да се контролира една јадрена верижна реакција. Во 1955 година нивната иновација била патентирана.
Првите јадрени реактори се користеле за производство на плутониум за изработка на јадрено оружје. Покрај тоа, американската морнарица почнала да користи јадрени реактори во бродовите. Исто како и САД, Советскиот Сојуз кон средината на педесеттите години од минатиот век почна јадрената програма да ја користи за невоени цели, кои исто така се држеле во тајност. На 27 јуни 1954 година во Обнинск била отворена првата атомска централа, Обнинск АМ-1, без знаење на Западот. Првата комерцијална атомска централа во САД била отворена во 1957 година во Шипингпорт, Пенсилванија.
Во наредните години сè повеќе и повеќе атомски централи се отворале , а по нафтената криза во 1973 година светот сфати какво влијание има нафтата врз индустријата и производството на електрична енергија по што уште повеќе атомски централи биле отворени. По инцидентот на осторовот Три Милји во мартин 1979 година во САД дојде до дестабилизација јадрената индрустрија. Исто така, повеќе не се отворени нови атомски централи до ден денес во САД после овој инцидент.  

Чернобилската несреќа во 1986 година имала големи последици за јадрената индустрија. Многу влади од тој период биле воздржани околу производството на електрична помош со помош на јадрена технологија. После Фукушимската несреќа во 2011 година критиката околу јадрената енергија се зголеми поради што некои земји воведоа нови мерки за претпазливост во нивните атомски централи, а некои атомски централи биле затворени поради застарената технологија која ја користеле. Така, германската влада неколку дена по Фукушимската несреќа одлучила сите атомски централи кои биле изградени пред 1980 да бидат затворени. До 2022 година, сите атомски централи во Германија ќе бидат затворени.

Предности и недостатоци
-----------------------

Предности:

* Помала емисија на јаглерод диоксид;
* Помалку отпад;
* Суровини достапни во големи количини;

Недостатоци:

* Констуирањето како и демонтирањето на атомска централа поради многуте мерки за безбедност е многу скапо;
* Топлинскиот коефициент на корисно дејство кај атомските централи е многу повисок во споредба со конвенционалните централи за производство на елетрична енергија, поради што е и потребна повеќе енергија за системот за ладење;
* Отпадот иако е во мали количини, потребни се стотици години за негово рециклирање или за да стане безопасен;
* Атомските централи или нивниот отпад можат да бидат цел на терористички напад;
* За време на рударските активности животната средина значително се загадува;
* Јадрена несреќа може да има катастрофални последици за човекот и природата.

Поврзано
--------

* Меѓународна агенција за атомска енергија
*

Наводи
------

1. ↑  Glasstone & Senonske 1994, pp. 769
2. ↑  „Information Bridge: DOE Scientific and Technical Information - Sponsored by OSTI" (PDF). Osti.gov. Посетено на 2013-08-02.
3. ↑  Nonbel, Erik (1996). *Description of the Advanced Gas Cooled Type of Reactor (AGR)*. Nordic Nuclear Safety Research.
4. ↑  „архивски примерок" (PDF). Архивирано од изворникот (PDF) на 2011-07-17. Посетено на 2015-07-05.
5. ↑  „United Kingdom of Great Britain and Northern Ireland: Nuclear Power Reactors". *PRIS database*. International Atomic Energy Agency. 22 May 2010. Архивирано од изворникот на 2011-06-28. Посетено на 2010-05-22.
6. ↑  Bonin, Bernhard; Klein, Etienne (2012). *Le nucléaire expliqué par des physiciens*.
7. ↑
8. ↑  ATMOSPHERIC CORROSION OF TIN AND TIN ALLOY[*мртва врска*]
9. ↑  „Chernobyl History". Архивирано од изворникот на 2008-05-09. Посетено на 2015-08-07.
10. ↑  „Fukushima Plant Admits Radioactive Water Leaked To Sea". *Huffington Post*. 22 July 2013.
11. ↑  „Wrecked Fukushima storage tank leaking highly radioactive water". Reuters. 20 August 2013. Архивирано од изворникот на 2014-04-29. Посетено на 21 August 2013.
12. ↑
13. ↑
14. ↑  Paul R. Josephson (2005). *Red Atom: Russia's Nuclear Power Program from Stalin to Today*. University of Pittsburgh Pre. стр. 2. ISBN 978-0-8229-7847-3.
15. ↑
16. ↑

Надворешни врски
----------------

* The Database on Nuclear Power Reactors – IAEA
* Uranium Conference adds discussion of Japan accident Архивирано на 27 април 2011 г.
* World Nuclear Association — How it Works Архивирано на 14 октомври 2007 г.
* A Debate: Is Nuclear Power The Solution to Global Warming? Архивирано на 15 ноември 2007 г.
* Union of Concerned Scientists, Concerns re: US nuclear reactor program Архивирано на 26 август 2005 г.
* Freeview Video 'Nuclear Power Plants — What's the Problem' A Royal Institution Lecture by John Collier by the Vega Science Trust.
* U.S. plants and operators
* Glossary of Nuclear Terms Архивирано на 19 декември 2011 г.
* American Nuclear Society — Glossary of Terms Архивирано на 30 мај 2013 г.
* Nuclear Energy Institute — How it Works: Electric Power Generation
* Annotated bibliography of nuclear reactor technology from the Alsos Digital Library Архивирано на 30 април 2019 г.

|  |  |  |
| --- | --- | --- |
| 

|  |  |
| --- | --- |
| Нормативна контрола | 
* WorldCat
* LCCN: sh85093071
* GND: 4030344-5
* BNF: cb119413284 (податоци)
* NDL: 00562387
* NKC: ph114814

 |

 |