WikiDer > Усовершенствованный реактор с кипящей водой

Advanced boiling water reactor

Модель Toshiba ABWR.

В усовершенствованный реактор с кипящей водой (ABWR) это Поколение III кипящий реактор. ABWR в настоящее время предлагается GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) и Toshiba. ABWR генерирует электроэнергию, используя пар для питания турбины, соединенной с генератором; пар кипятится из воды с использованием тепла, выделяемого в результате реакций деления ядерного топлива. Касивадзаки-Карива, блок 6 считается первым в мире реактором третьего поколения.

Реакторы с кипящей водой (BWR) - вторые по распространенности.[1] форма легководный реактор с конструкцией прямого цикла, в которой используется меньше крупных компонентов подачи пара, чем в реактор с водой под давлением (PWR), который использует непрямой цикл. ABWR - это настоящее уровень развития в реакторах с кипящей водой[нужна цитата], и является первым Реактор III поколения проект будет полностью построен[нужна цитата], с несколькими готовыми и работающими реакторами.[нужна цитата] Первые реакторы построены в срок и в рамках бюджета в Японии, с другими строящимися там и в Тайване. ABWR были заказаны в США, в том числе два реактора на Южный Техасский проект сайт (хотя в настоящее время проект остановлен[2]). Проекты на Тайване и в США[3] сообщается, что оба бюджета превышают бюджет.

Стандартная конструкция установки ABWR имеет полезную электрическую мощность около 1.35 ГВт, созданный примерно из 3926 МВт тепловой мощности.

Обзор конструкции

Поперечное сечение армированного бетонного корпуса (RCCV) проекта ABWR в Великобритании
Сосуд под давлением от ABWR. 1: Активная зона реактора 2: Регулирующие стержни 3: Внутренний водяной насос 4: Трубопровод пара к турбогенератору 5: Поток охлаждающей воды к активной зоне

ABWR представляет собой эволюционный путь для семейства BWR с многочисленными изменениями и улучшениями предыдущих конструкций BWR.

Основные области улучшения включают:

  • Добавление внутренних насосов реактора (RIP), установленных в нижней части корпус реактора (RPV) - всего 10 - которые обеспечивают улучшенную производительность, устраняя при этом большие рециркуляционные насосы в защитной оболочке и связанные с ними сложные соединения трубопроводов большого диаметра с RPV (например, контур рециркуляции, присутствующий в более ранних моделях BWR). Только двигатель RIP расположен за пределами корпуса реактора в ABWR. В соответствии с Документом по контролю проектирования уровня 1 (который является официально сертифицированным документом Комиссии по ядерному регулированию, в целом описывающим проект станции), каждый RIP имеет номинальную мощность 6912 кв.м.3/час.
  • В тяга управления Возможности регулировки были дополнены добавлением электрогидравлического привода управляющей тяги точного движения (FMCRD), позволяющего выполнять точную регулировку положения с помощью электродвигателя, не теряя при этом надежность или избыточность традиционных гидравлических систем, которые предназначены для выполнения быстрое отключение в 2,80 с от получения инициирующего сигнала или ARI (альтернативное введение стержня) в течение большего, но все еще незначительного периода времени. FMCRD также улучшает эшелонированную защиту в случае возникновения чрезвычайных ситуаций, связанных с первичной гидравликой и ОРЗ.
  • Полностью цифровая система защиты реактора (RPS) (с резервным цифровым резервным копированием, а также резервным резервным копированием вручную) обеспечивает высокий уровень надежности и упрощение обнаружения условий безопасности и реагирования на них. Эта система инициирует быстрое гидравлическое введение регулирующих стержней для отключения (известное как КАТИСЬ инженерами-атомщиками) при необходимости. Логика быстрого отключения "два из четырех" для каждого параметра гарантирует, что нежелательные быстрые отключения не будут вызваны отказом одного прибора. RPS также может вызвать ARI, обкатку стержня FMCRD, чтобы остановить ядерную цепную реакцию. Срабатывание резервной системы управления жидкостью (SLCS) обеспечивается в виде разнообразной логики в маловероятном случае ожидаемого переходного процесса без аварийной остановки.
  • Полностью цифровое управление реактором (с резервным цифровым резервным копированием и резервным резервным копированием вручную) позволяет диспетчерской легко и быстро управлять производственными операциями и процессами. Отдельные резервные шины цифрового мультиплексирования, обеспечивающие безопасность и не связанные с безопасностью, обеспечивают надежность и разнообразие контрольно-измерительных приборов.
    • В частности, реактор автоматизирован для запуска (т.е. инициирования цепной ядерной реакции и выхода на мощность) и для стандартного останова с использованием только автоматических систем. Конечно, люди-операторы по-прежнему играют важную роль в управлении реактором и надзоре за ним, но большая часть работы по приведению реактора в режим питания и отключению питания может быть автоматизирована по усмотрению оператора.
  • В Система аварийного охлаждения активной зоны (ECCS) был улучшен во многих областях, обеспечивая очень высокий уровень эшелонированной защиты от аварий, непредвиденных обстоятельств и инцидентов.
    • Вся система разделена на 3 части; каждое подразделение способно самостоятельно отреагировать на максимально возможную ограничивающую неисправность / проектную аварию (DBA) и прекратить аварию до открытия активной зоны, даже в случае потери внешнего электроснабжения и потери надлежащей питательной воды. Предыдущие BWR имели 2 отделения, и предполагалось, что в случае серьезной аварии на короткое время произойдет вскрытие (но без повреждения активной зоны) до реагирования САОЗ.
    • Восемнадцать SORV (предохранительные клапаны сброса избыточного давления), восемь из которых являются частью ADS (системы автоматического сброса давления), обеспечивают быстрое смягчение последствий избыточного давления в корпусе реактора и при необходимости, что в реакторе можно быстро сбросить давление до уровня низкого давления. может использоваться основной затопитель (LPCF, режим высокой производительности системы отвода остаточного тепла, который заменяет LPCI и LPCS в предыдущих моделях BWR).
    • Кроме того, LPCF может осуществлять нагнетание при гораздо более высоких давлениях корпуса реактора, обеспечивая повышенный уровень безопасности в случае поломок среднего размера, которые могут быть достаточно малыми, чтобы привести к медленному естественному сбросу давления, но могут быть достаточно большими, чтобы привести к распылению сердечника / охлаждающей жидкости под высоким давлением. Возможности систем впрыска подавлены размером разрыва.
    • Хотя силовая шина класса 1E (связанная с безопасностью) по-прежнему питается от 3 высоконадежных аварийных дизель-генераторов, связанных с безопасностью, дополнительная силовая шина для защиты инвестиций предприятия, использующая газовую турбину для сжигания, расположена на месте для выработки электроэнергии для обеспечения защиты - всесторонняя защита от непредвиденных ситуаций, связанных с отключением электроэнергии на станции, а также для питания важных, но не критичных с точки зрения безопасности систем в случае потери внешнего электроснабжения.
    • Хотя одно подразделение САОЗ не имеет возможности заводнения при высоком давлении (HPCF), существует паровой турбонасос с изоляционным охлаждением активной зоны реактора (RCIC) с номинальной безопасностью, рассчитанный на высокое давление и имеющий обширную резервную батарею для своих контрольно-измерительных приборов и оборудования. системы управления, обеспечивающие поддержание охлаждения даже в случае полного отключения электроэнергии станции с отказом всех 3 аварийных дизель-генераторов, газовой турбины сгорания, резервной аккумуляторной батареи и дизельных насосов пожаротушения.
    • Существует чрезвычайно толстый базальтовый железобетон подкладка под корпусом реактора, которая будет улавливать и удерживать любой нагретый расплав активной зоны, который может упасть на эту площадку в чрезвычайно непредвиденных ситуациях. Кроме того, внутри стены есть несколько плавких перемычек, отделяющих мокрый колодец от нижнего сухого колодца, которые заливают площадку с помощью водоснабжения колодца, обеспечивая охлаждение этой зоны даже при выходе из строя стандартных систем смягчения последствий.
  • Защитная оболочка была значительно улучшена по сравнению с обычным типом Mark I. Подобно обычному типу Mark I, он относится к типу подавления давления, разработан для обработки выделяющегося пара в случае переходного процесса, инцидента или аварии путем направления пара с помощью труб, которые входят в бассейн с водой, заключенный в колодце (или тор в случае Mark I), низкая температура которого приведет к конденсации пара обратно в жидкую воду. Это будет поддерживать низкое давление в защитной оболочке. Примечательно, что типичная защитная оболочка ABWR имеет множество упрочненных слоев между внутренней частью первичной защитной оболочки и внешней защитной стенкой и имеет кубическую форму. Одним из основных усовершенствований является то, что реактор имеет стандартное сейсмическое ускорение при безопасном останове, равное 0,3G; кроме того, он разработан, чтобы противостоять торнадо со скоростью ветра> 320 миль в час. Сейсмическое упрочнение возможно в сейсмоопасных районах, и оно было выполнено на заводе Lungmen на Тайване, который подвергся усилению на 0,4.грамм в любом направлении.
  • ABWR рассчитан на срок службы не менее 60 лет. Сравнительно простая конструкция ABWR также означает, что не нужно заменять дорогие парогенераторы, что снижает общую стоимость эксплуатации.
  • Согласно GEH Вероятностная оценка риска, событие повреждения активной зоны будет происходить не чаще, чем один раз в шесть миллионов лет, поскольку частота повреждения активной зоны (CDF) ABWR равно 1.6×10−7, второй по наименьшей вероятности CDF после ESBWR.

В корпусе реактора и ядерной системе подачи пара (NSSS) внесены значительные усовершенствования, такие как замена RIP, устранение традиционных контуров трубопроводов внешней рециркуляции и насосов в защитной оболочке, которые, в свою очередь, приводят в действие струйные насосы, создающие принудительный поток в корпусе реактора. RIP обеспечивают значительные улучшения, связанные с надежностью, производительностью и техническим обслуживанием, включая снижение профессионального радиационного облучения, связанного с действиями по локализации во время остановок технического обслуживания. Эти насосы приводятся в действие двигателями с мокрым ротором, корпуса которых соединены с нижней частью корпуса реактора, что исключает необходимость использования внешних рециркуляционных труб большого диаметра, которые являются возможными путями утечки. 10 внутренних рециркуляционных насосов расположены в нижней части области сливного стакана затрубного пространства (то есть между кожухом активной зоны и внутренней поверхностью корпуса реактора). Следовательно, внутренние рециркуляционные насосы исключают все струйные насосы в корпусе реактора, все большие насосы и трубопроводы с внешним контуром рециркуляции, запорные клапаны и сопла большого диаметра, которые проходят через корпус реактора и необходимы для всасывания воды из корпуса реактора и возврата ее в корпус реактора. . Таким образом, такая конструкция снижает наихудшую утечку ниже области активной зоны до фактического эквивалента утечки диаметром 2 дюйма (51 мм). Традиционная линейка продуктов BWR3-BWR6 имеет аналогичную потенциальную утечку диаметром 24 или более дюймов. Основным преимуществом этой конструкции является то, что она значительно снижает пропускную способность, требуемую для САОЗ.

Первые реакторы, в которых использовались насосы внутренней рециркуляции, были спроектированы АСЕА-Атом (сейчас же Westinghouse Electric Company путем слияний и поглощений, принадлежащая Toshiba) и встроенный Швеция. Эти заводы очень успешно работают уже много лет.

Внутренние насосы снижают требуемую мощность откачки для того же потока примерно до половины, которая требуется для системы струйных насосов с внешними контурами рециркуляции. Таким образом, помимо повышения безопасности и затрат за счет отказа от трубопроводов, повышается общий тепловой КПД установки. Отсутствие внешнего рециркуляционного трубопровода также снижает профессиональное облучение персонала во время технического обслуживания.

Функциональной особенностью конструкции ABWR является электрический точный ход. тяга управления приводы, впервые использованные в BWR компании AEG (позже Kraftwerk Union AG, сейчас АРЕВА). Более старые модели BWR использовать гидравлическую систему блокировки для перемещения поршня регулирующих стержней с шагом шесть дюймов в. Конструкция электрического стержня управления точным перемещением значительно улучшает положительное фактическое положение стержня управления и аналогичным образом снижает риск аварии с приводом стержня управления до такой степени, что не требуется ограничитель скорости у основания крестообразных лопастей стержня управления.

Сертификаты и разрешения

Немного другие версии ABWR предлагают GE-Hitachi, Hitachi-GE и Toshiba.[4]

В 1997 году проект GE-Hitachi U.S. ABWR был сертифицирован как окончательный проект в окончательной форме Комиссия по ядерному регулированию СШАЭто означает, что его производительность, эффективность, производительность и безопасность уже были проверены, что упрощает бюрократическую сборку по сравнению с несертифицированной конструкцией.[5]

В 2013 году после покупки Horizon Nuclear Power, Hitachi начал процесс общей оценки дизайна Hitachi-GE ABWR с Великобританией Управление ядерного регулирования.[6] Это было завершено в декабре 2017 года.[7]

В июле 2016 года Toshiba отозвала продление сертификации конструкции в США для ABWR, поскольку «становится все более очевидным, что снижение цен на энергию в США не позволяет Toshiba ожидать дополнительных возможностей для строительных проектов ABWR».[8]

Локации

ABWR имеет лицензию на работу в Японии, США и на Тайване, хотя большинство строительных проектов было приостановлено или отложено.

Япония и Тайвань

Строительство ABWR на Атомная электростанция Лунгмен в Нью-Тайбэй, Тайвань.

По состоянию на декабрь 2006 г., четыре ABWR находились в эксплуатации в Японии: Касивадзаки-Карива блоки 6 и 7, открытые в 1996 и 1997 годах, Хамаока 5-й блок был открыт в 2004 г., строительство началось в 2000 г., а «Шика-2» начала коммерческую эксплуатацию 15 марта 2006 г. Еще два частично построенных реактора находятся в Lungmen в Тайвань, и еще один (Атомная электростанция Симанэ 3) в Японии. Работы на Лунгмэнь были остановлены в 2014 году. Работы на Симанэ остановились после землетрясения 2011 года.[9]

Соединенные Штаты

19 июня 2006 г. NRG Energy подали письмо о намерениях в Комиссия по ядерному регулированию построить два реактора ABWR мощностью 1358 МВт эл. Южный Техасский проект сайт. [10] 25 сентября 2007 г. NRG Energy и CPS Energy представили Лицензия на строительство и эксплуатацию (COL) запрос на эти заводы в NRC. NRG Energy - коммерческий производитель, а CPS Energy - крупнейшая муниципальная коммунальная компания в стране. COL был утвержден NRC 9 февраля 2016 года.[11] Из-за рыночных условий эти два запланированных блока могут никогда не быть построены и не иметь запланированной даты строительства.[12]

объединенное Королевство

Horizon Nuclear Power имел планы построить Hitachi-GE ABWR на Wylfa в Уэльсе[13] и Oldbury в Англии.[14][4] Оба проекта были приостановлены в марте 2012 года акционерами в то время (RWE и E-ON)[15] выставить Horizon на продажу, с Hitachi становясь новым владельцем. «Приказ о согласии разработчиков» для Wylfa был принят в июне 2018 года, а в августе компания Bechtel была назначена руководителями проекта. Ожидается, что первый реактор будет запущен в середине 2020-х годов, а строительство в Олдбери должно начаться через несколько лет после этого.[16] Однако 17 января 2019 г. Horizon Nuclear Power объявил о приостановке обоих этих проектов по финансовым причинам.[17][18]

Надежность

По сравнению с аналогичными конструкциями, четыре находящихся в эксплуатации ABWR часто останавливаются из-за технических проблем.[19] Международное агентство по атомной энергии документирует это с помощью «коэффициента эксплуатации» (время подачи электроэнергии по отношению к общему времени с момента начала коммерческой эксплуатации). Первые две станции в Кашивадзаки-Карива (блоки 6 и 7) достигают эксплуатационных показателей общего срока службы 70%, что означает, что около 30% времени с момента ввода в эксплуатацию они не производили электричество.[20][21] Например, в 2010 году производственная мощность Кашивадзаки-Карива 6 составляла 80,9%, а в 2011 году - 93%.[22] Однако в 2008 году он не производил электроэнергию, так как установка была отключена на техническое обслуживание, и, следовательно, ее рабочая мощность в этом году составляла 0%.[22] В отличие от других современных атомных электростанций, таких как корейская ОПР-1000 или немецкий Конвой показывают рабочие факторы около 90%.[23]

Выходную мощность двух новых ABWR на электростанциях Хамаока и Шика пришлось снизить из-за технических проблем на электростанциях. паровая турбина раздел.[24] После дросселирования обеих электростанций у них по-прежнему наблюдается повышенное время простоя, а коэффициент эксплуатации за весь срок службы составляет менее 50%.[25][26]

Блок реактора[27]Чистая выходная мощность
(планируемая полезная выходная мощность)		Коммерческая эксплуатация
Начните		Фактор эксплуатации[28] с момента ввода в эксплуатацию
до 2011 года
ХАМАОКА-51212 МВт (1325 МВт)18.01.200546,7%
КАШИВАЗАКИ КАРИВА-61315 МВт07.11.199672%[22]
КАШИВАЗАКИ КАРИВА-71315 МВт02.07.199668,5%
ШИКА-21108 МВт (1304 МВт)15.03.200647,1%

Развертывания

Название растенияКоличество реакторовНоминальная мощностьМесто расположенияОператорСтроительство начатоЗавершенный год (первая критичность)Стоимость (долл. США)Примечания
Атомная электростанция Кашивадзаки-Карива21356 МВтКашивадзаки, ЯпонияТЕПКО1992,19931996,1996Первая установка. 11 марта 2011 г. землетрясение, все перезапущенные блоки были остановлены, и проводятся работы по повышению безопасности. По состоянию на октябрь 2017 г., ни один блок не был перезапущен, и наиболее ранняя предлагаемая дата перезапуска - апрель 2019 г. (для реакторов 6 и 7, использующих ABWR).[29][30][31]
Атомная электростанция Шика11358 МВтШика, ЯпонияHokuriku Electric Power Company20012005В настоящее время электростанция не производит электроэнергию из-за ядерной катастрофы на Фукусима-дайити 2011 года.
Атомная электростанция Хамаока11267 МВтОмаэдзаки, ЯпонияChuden2000200514 мая 2011 года Хамаока 5 была остановлена ​​по запросу правительства Японии.
Атомная электростанция Симанэ Реактор 311373 МВтМацуэ, ЯпонияЭлектроэнергетическая компания Чугоку2007Строительство приостановлено в 2011 г.
Атомная электростанция Лунгмен21350 МВтGongliao Township, республика КитайТайваньская энергетическая компания1997После 2017 года9,2 миллиарда долларовСтроительство остановлено в 2014 г.
Атомная электростанция Хигасидори31385 МВтХигашидори, ЯпонияTohoku Electric Power и ТЕПКОНет твердых планов
Эма АЭС11383 МВтŌma, ЯпонияJ-Power2010После 2021 г.В декабре 2014 года J-Power подала заявку на проверку безопасности на АЭС в Оме, запуск которой запланирован на 2021 год.[32]
Южный Техасский проект21358 МВтБэй-Сити, Техас, Соединенные ШтатыNRG Energy, ТЕПКО и CPS Energy14 миллиардов долларовЛицензия выдана 2016 г., строительство в настоящее время не планируется[33]

Дизайн ABWR-II

Рассмотрен ряд вариантов конструкции с выходной мощностью от 600 до 1800 МВт.[34] Наиболее развитым вариантом конструкции является ABWR-II, начатый в 1991 году, увеличенный ABWR мощностью 1718 МВт, предназначенный для повышения конкурентоспособности атомной энергетики в конце 2010-х годов.[35] Ни один из этих проектов не был развернут.

Новые конструкции позволили снизить эксплуатационные расходы на 20%, капитальные затраты на 30% и сократить запланированный график строительства продолжительностью 30 месяцев. Конструкция позволила бы более гибко выбирать ядерное топливо.[36]

Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ «Глобальная панель управления базой данных реакторов - Всемирная ядерная ассоциация». world-nuclear.org.
  2. ^ «NRG завершает проект по строительству новых ядерных реакторов». Далласское утро New. 19 апреля 2011 г.. Получено 14 марта, 2015.
  3. ^ «6,1 миллиона долларов потрачено на прекращение ядерной сделки» Экспресс Новости Статья о прекращении расширения STNP компании CPS Energy
  4. ^ а б «Bechtel будет управлять проектом Wylfa Newydd». Мировые ядерные новости. 22 августа 2018 г.. Получено 23 августа, 2018.
  5. ^ "Страница информации о сертификации конструкции - ABWR". Приложения для сертификации дизайна. Федеральное правительство Соединенных Штатов, Комиссия по ядерному регулированию США, Rockville, MD, СОЕДИНЕННЫЕ ШТАТЫ АМЕРИКИ. 3 июня 2009 г.. Получено 28 августа, 2009.
  6. ^ «Набор ABWR для оценки конструкции в Великобритании». Nuclear Engineering International. 16 января 2013 г.. Получено 26 января, 2013.[постоянная мертвая ссылка]
  7. ^ «Конструкция Hitachi-GE ABWR разрешена для использования в Великобритании». Мировые ядерные новости. 14 декабря 2017 г.. Получено 3 января, 2018.
  8. ^ «Toshiba отозвала заявку на сертификацию ABWR». Мировые ядерные новости. 1 июля 2016 г.. Получено 5 июля, 2016.
  9. ^ «Строительство японского реактора будет возобновлено». Мировые ядерные новости. 1 октября 2012 г.. Получено 18 июня, 2019.
  10. ^ "Nuclear Engineering International". 23 июня 2006 г. Архивировано с оригинал 17 мая 2007 г.. Получено 18 июня, 2019.
  11. ^ «Регулирующие органы одобрили новые ядерные реакторы недалеко от Хьюстона - HoustonChronicle.com». www.houstonchronicle.com. 10 февраля 2016 г.
  12. ^ «Федералы одобряют новые ядерные реакторы недалеко от Хьюстона». 9 февраля 2016 г.
  13. ^ "Wylfa Newydd - О нашем сайте". www.horizonnuclearpower.com.
  14. ^ «Площадка АЭС Олдбери - Horizon Nuclear Power». www.horizonnuclearpower.com.
  15. ^ «RWE и E.On останавливают британские ядерные планы в Уилфе и Олдбери». BBC. 29 марта 2012 г.. Получено 29 марта, 2012.
  16. ^ «Площадка АЭС Олдбери - Horizon Nuclear Power». www.horizonnuclearpower.com. Получено 3 октября, 2018.
  17. ^ «Horizon приостанавливает строительство новых ядерных объектов в Великобритании». Hitachi в Европе. 17 января 2019 г.,. Получено 10 апреля, 2019.
  18. ^ Воан, Адам (17 января 2019 г.). «Hitachi утилизирует атомную электростанцию ​​в Уэльсе за 16 миллиардов фунтов стерлингов». Хранитель. ISSN 0261-3077. Получено 17 января, 2019.
  19. ^ Томас, Стив (май 2018 г.). Недостатки усовершенствованного реактора с кипящей водой (ABWR), предложенного для АЭС Уильфа (PDF) (Отчет). Гринпис. Получено 20 апреля, 2019.
  20. ^ [1][мертвая ссылка]
  21. ^ [2] В архиве 4 июня 2011 г. Wayback Machine
  22. ^ а б c «Архивная копия». Архивировано из оригинал 7 августа 2016 г.. Получено 12 февраля, 2013.CS1 maint: заархивированная копия как заголовок (связь)
  23. ^ МАГАТЭ - Ядерные энергетические реакторы в мире - издание 2010 г. - Вена, 2010 г.
  24. ^ «Архивная копия». Архивировано из оригинал 13 марта 2017 г.. Получено 17 июля, 2011.CS1 maint: заархивированная копия как заголовок (связь)
  25. ^ [3][мертвая ссылка]
  26. ^ [4] МАГАТЭ В архиве 4 июня 2011 г. Wayback Machine
  27. ^ Информационная система энергетического реактора из МАГАТЭ: Япония: ядерные энергетические реакторы - по алфавиту « В архиве 18 июля 2011 г. Wayback Machine (английский)
  28. ^ "ENTRAC". entrac.iaea.org.
  29. ^ «Tepco может попросить американское коммунальное предприятие провести инспекцию АЭС Кашивазаки-Карива». 30 октября 2014 г.. Получено 7 февраля, 2017 - через Japan Times Online.
  30. ^ Reuters: акции Tepco резко упали после победы новичка в антиядерной борьбе на выборах в Японии, дата обращения: 4 декабря 2016 г.
  31. ^ «Tepco рассматривает возможность перезапуска в 2019 году гигантской атомной электростанции Кашивадзаки-Карива». The Japan Times. 22 апреля 2017 г.. Получено 16 октября, 2017.
  32. ^ «J-Power продолжает строительство атомной электростанции в Оме, несмотря на напряженность на местном уровне». The Japan Times. 16 декабря 2014 г. Архивировано с оригинал 4 марта 2017 г.. Получено 3 марта, 2017.
  33. ^ «NRG завершает проект по строительству новых ядерных реакторов». Даллас Новости. 19 апреля 2011 г.
  34. ^ «Атомная энергетика в Японии». Всемирная ядерная ассоциация. 22 октября 2012 г.. Получено 31 октября, 2012.
  35. ^ Кацуми Ямада1; Сатоко Тадзима; Масааки Цубаки; Хидео Сонеда (15–19 сентября 2003 г.). «Дизайн ABWR и его развитие - Проектирование основной системы ABWR и ABWR-II» (PDF). Международная конференция по глобальной окружающей среде и перспективным атомным электростанциям. GENES4 / ANP2003, 15-19 сентября 2003 г., Киото, ЯПОНИЯ - Документ 1161. Получено 31 октября, 2012. Цитировать журнал требует | журнал = (помощь)[постоянная мертвая ссылка]
  36. ^ «Архивная копия» (PDF). Архивировано из оригинал (PDF) 18 июля 2013 г.. Получено 9 мая, 2013.CS1 maint: заархивированная копия как заголовок (связь)

внешняя ссылка