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„Advanced Boiling Water Reactor“ – Versionsunterschied

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Der '''Advanced Boiling Water Reactor''' (Abkürzung '''ABWR''', {{DeS|''Fortgeschrittener Siedewasserreaktor''}}) ist ein [[Siedewasserreaktor]] der 3. Generation.<ref>[http://www.gepower.com/prod_serv/products/nuclear_energy/en/new_reactors/abwr.htm GE Energy - Advanced Boiling Water Reactor (ABWR)] (englisch)</ref> Die Entwicklung des Reaktors begann im Jahr 1978.<ref>[http://www.hitachi.com/rev/1998/revoct98/r4_101.pdf Completion of ABWR Plant] (englisch)</ref> Der erste ABWR wurde im [[Kernkraftwerk Kashiwazaki-Kariwa]] als Block&nbsp;6 im Jahr 1996 in Betrieb genommen.<ref>[http://www.toshiba.co.jp/nuclearenergy/english/business/reactor/newabwr.htm TOSHIBA - Advanced Boiling Water Reactor - Introduction] (englisch)</ref> Entwickelt wurde er in [[Japan]] von [[General Electric]], [[Hitachi (Unternehmen)|Hitachi]] und [[Toshiba]]<ref>[http://www.atomenergie.ch/de/reaktor.html Kernenergie.ch - Der Reaktor: Die heutigen Reaktor-Typen]</ref>.
Der '''Advanced Boiling Water Reactor''' (Abkürzung '''ABWR''', {{DeS|''Fortgeschrittener Siedewasserreaktor''}}) ist ein [[Siedewasserreaktor]] der 3. Generation.<ref>[http://www.gepower.com/prod_serv/products/nuclear_energy/en/new_reactors/abwr.htm GE Energy - Advanced Boiling Water Reactor (ABWR)] (englisch)</ref> Die Entwicklung des Reaktors begann im Jahr 1978.<ref>[http://www.hitachi.com/rev/1998/revoct98/r4_101.pdf Completion of ABWR Plant] (englisch)</ref> Der erste ABWR wurde im [[Kernkraftwerk Kashiwazaki-Kariwa]] als Block&nbsp;6 im Jahr 1996 in Betrieb genommen.<ref>[http://www.toshiba.co.jp/nuclearenergy/english/business/reactor/newabwr.htm TOSHIBA - Advanced Boiling Water Reactor - Introduction] (englisch)</ref> Entwickelt wurde er in [[Japan]]<ref>[http://www.atomenergie.ch/de/reaktor.html Kernenergie.ch - Der Reaktor: Die heutigen Reaktor-Typen]</ref> von [[General Electric]], [[Hitachi (Unternehmen)|Hitachi]] und [[Toshiba]].<ref>[http://web.archive.org/web/20080122114251/http://www.nuc.berkeley.edu/designs/abwr/abwr.html Nuc Berkeley - Advanced Boiling Water Reactors (ABWR)] (englisch) <small>(archivierte Version des [[Internet Archive]] vom 22. Januar 2008)</small></ref>


== Technische Eigenschaften ==
== Technische Eigenschaften ==
[[Datei:ABWR Logo.PNG|thumb|left|Logo des ABWR]]
Der [[Kernreaktor]] hat eine [[Leistung (Physik)|Leistung]] von 1300&nbsp;MW elektrisch. Das Design vereinigt Entwicklungen aus Europa, Japan und den USA und bringt Verbesserungen auf vielen Gebieten, so unter anderem bei der Sicherheit und Verlässlichkeit. Die Steuerstäbe werden durch Schraubmechanismen bewegt anstatt durch schrittweise Bewegung <ref>http://www.nrc.gov/reactors/new-reactors/design-cert/abwr.html ABWR: Project Overview (engl)</ref>.
[[Datei:ABWR.PNG|thumb|Reaktordruckbehälter des ABWR]]
Der [[Kernreaktor]] hat eine [[Leistung (Physik)|Leistung]] von 3926&nbsp;[[Watt (Einheit)|MW]] thermisch und 1356&nbsp;MW elektrisch. Der Generator ist für eine maximale Leistung von 1381&nbsp;MW elektrisch ausgelegt.<ref name="TECHNICAL DATA">[http://web.archive.org/web/20080122114306/http://www.nuc.berkeley.edu/designs/abwr/specs.html Nuc Berkeley - TECHNICAL DATA] (englisch) <small>(archivierte Version des [[Internet Archive]] vom 22. Januar 2008)</small></ref> Der [[Reaktordruckbehälter]] hat eine Höhe von 21&nbsp;m und hat einen Durchmesser von 7,1&nbsp;m. Er ist für 60 Jahre Betrieb ausgelegt. Der Behälter, bestehend aus vier Druckringe, ist aus nahtlosen Formstücken zusammengesetzt.<ref>[http://web.archive.org/web/20080124015532/http://www.nuc.berkeley.edu/designs/abwr/vessel.html Nuc Berkeley - ABWR Reactor Pressure Vessel] (englisch) <small>(archivierte Version des [[Internet Archive]] vom 24. Januar 2008)</small></ref> [[General Electric]] verwendet in diesem Reaktor keinen Stahl, der [[Cobalt]] enthält. Der Einsatz von kohlenstoffarmen Stahl verhindert im Bereich des Primär-Kühlmittelssytem interkristalline Korrosion ([[Wasserstoffversprödung]]).<ref>[http://web.archive.org/web/20070612232758/http://www.nuc.berkeley.edu/designs/abwr/mat.html Nuc Berkeley - Special Features of ABWR] (englisch) <small>(archivierte Version des [[Internet Archive]] vom 12. Juni 2007)</small></ref> Die ''Fine Motion Control Rod Drives'' (FMCRD) sind für den ABWR eingeführt worden. Die Stäbe fahren mit einem Stufenmotor, der elektrisch in einen 0,75&nbsp;Schritt-Modus fährt. Daher rührt die Bezeichnung ''"Fine Motion"'', da diese langsamer in den Reaktor fahren als bei herkömmlichen Reaktoren, bei denen ein 3&nbsp;Schritt-Elektromotor zum Einsatz kommt. Dadurch ist eine feinere Leistungskontrolle möglich. Die FMCRD können bei einer [[Reaktorschnellabschaltung]] automatisch über eine [[Hydraulik]] oder elektrisch eingefahren werden. Die [[Kontrollstab|Kontrollstäbe]] sollen so zuverlässig sein, dass es nicht nötig ist, während der gesamten Laufzeit alle von ihnen zu inspizieren.<ref>[http://web.archive.org/web/20070810123606/http://www.nuc.berkeley.edu/designs/abwr/motion.html Nuc Berkeley - Fine motion control rod drives] (englisch) <small>(archivierte Version des [[Internet Archive]] vom 10. August 2007)</small></ref>

Der Reaktor hat vier getrennte [[Redundanz (Technik)|redundante]] Sicherheitssysteme. Die eingehenden Informationen der Sensoren werden einen [[Microprozessor]] übermittelt. Jedes System hat einen eigenen Prozessor. Diese sind auch für das Senden von ausgehenden [[Steuersignal]]en verantwortlich. Falls es zu einen Fehler im System kommen sollte, wird ein Signal in den [[Kontrollraum]] gesendet, um so die defekte Karte innerhalb weniger Minuten austauschen zu können.<ref>[http://web.archive.org/web/20070813213916/http://www.nuc.berkeley.edu/designs/abwr/digital.html Nuc Berkeley - Digital control and instrumentation systems] (englisch) <small>(archivierte Version des [[Internet Archive]] vom 13. August 2007)</small></ref>

Der Reaktor verwendet 3,2&nbsp;% angereichertes UO<sub>2</sub> ([[Mischoxid]], kurz MOX) und UO<sub>2</sub>-Gd<sub>2</sub>O<sub>3</sub> als Brennstoff, das in Röhren aus [[Zirkalloy]] untergebracht ist. Der Abbrand beträgt 32&nbsp;Megawatttage pro Tonne Brennmaterial. Kontrolliert wird der Reaktor mit 205 Kontrollstäben. Für das feine Fahren wird ein elektrischer Antrieb verwendet, bei einer Notabschaltung ein hydraulisches System. Der Kühlmitteldurchsatz beträgt 52.200&nbsp;t/h. Das Wasser wird mit zehn Pumpen gefördert. Der Reaktor verwendet eine [[Dampfturbine|Turbine]], die sich mit einer Geschwindigkeit von 1500&nbsp;[[Umdrehung]]en dreht.<ref name="TECHNICAL DATA"/>

=== Gebäude ===

Der ABWR ist so ausgelegt, dass er an jedem der aktuellen Standorte der Welt stehen könnte, auch in seismisch aktiven Gegenden. Der Reaktor ist eigenständig und wird nicht mit anderen Blöcken am Standort genutzt, sodass jeder Block eine eigene Einheit darstellt. Das [[Containment (Nukleartechnik)|Containment]] des Reaktors ist aus [[Stahlbeton]] mit einer engen [[Bewehrungsstahl|Stahlvergitterung]]. Das Containment ist von einem weiteren sekundären Containment umgeben. [[Radioaktiv]]e Gase werden innerhalb des Containments an einen Gaskreislauf weitergeleitet. Für den Bau werden die größere Module in Fabriken gefertigt. Ein 1000&nbsp;t schwerer [[Kran]] hebt diese Module vertikal in das Reaktorgebäude. Durch das spezielle Containment verringert sich die Bauzeit des Reaktors von 66&nbsp;Monaten auf 50&nbsp;Monate.<ref>[http://web.archive.org/web/20070808014208/http://www.nuc.berkeley.edu/designs/abwr/plant.html Nuc Berkeley - Plant layout] (englisch) <small>(archivierte Version des [[Internet Archive]] vom 8. August 2007)</small></ref>


=== Verwendung ===
=== Verwendung ===

Der ABWR kommt bis heute viermal zum Einsatz. Er wird bis jetzt nur in [[Liste der Kernreaktoren in Japan|japanischen Kernkraftwerken]] verwendet, in den Anlagen [[Kernkraftwerk Kashiwazaki-Kariwa|Kashiwazaki-Kariwa]] (Block 6 und 7), [[Kernkraftwerk Shika|Shika]] (Block 2) und [[Kernkraftwerk Hamaoka|Hamaoka]] (Block 5). Zwei weitere Reaktoren befinden sich in [[Taiwan]] im [[Kernkraftwerk Lungmen]] (Block 1 und 2) in Bau. Pläne für weitere ABWR bestehen für die Anlagen [[Kernkraftwerk Fukushima Daiichi|Fukushima Daiichi]] (Block 7 und 8), [[Kernkraftwerk Higashidōri|Higashidōri]] (Block 1), [[Kernkraftwerk Kaminoseki|Kaminoseki]] (Block 1 und 2), [[Kernkraftwerk Ōma|Ōma]] und [[Kernkraftwerk Shimane|Shimane]] (Block 3).<ref>[http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/RDS2-28_web.pdf IAEA - Nuclear Power Reactors in the World - Serie 2 2008] (englisch)</ref>
Der ABWR kommt bis heute viermal zum Einsatz. Er wird bis jetzt nur in [[Liste der Kernreaktoren in Japan|japanischen Kernkraftwerken]] verwendet, in den Anlagen [[Kernkraftwerk Kashiwazaki-Kariwa|Kashiwazaki-Kariwa]] (Block 6 und 7), [[Kernkraftwerk Shika|Shika]] (Block 2) und [[Kernkraftwerk Hamaoka|Hamaoka]] (Block 5). Zwei weitere Reaktoren befinden sich in [[Taiwan]] im [[Kernkraftwerk Lungmen]] (Block 1 und 2) in Bau. Pläne für weitere ABWR bestehen für die Anlagen [[Kernkraftwerk Fukushima Daiichi|Fukushima Daiichi]] (Block 7 und 8), [[Kernkraftwerk Higashidōri|Higashidōri]] (Block 1), [[Kernkraftwerk Kaminoseki|Kaminoseki]] (Block 1 und 2), [[Kernkraftwerk Ōma|Ōma]] und [[Kernkraftwerk Shimane|Shimane]] (Block 3).<ref>[http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/RDS2-28_web.pdf IAEA - Nuclear Power Reactors in the World - Serie 2 2008] (englisch)</ref>


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== ABWR-II ==
== ABWR-II ==
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Die nächste Generation nach dem ABWR ist der ABWR-II, der in Japan entwickelt wird.<ref name="ABWR-II"/> Die Entwicklung begann im Jahr 1991.<ref>[http://www.iaea.org/NuclearPower/WCR/LWR/ IAEA - Nuclear Power Technology Development Section] (englisch)</ref> Der ABWR-II soll größere Brennstoffbündel, bessere Sicherheitsmerkmale, kürzere Wartungsperioden und einen flexibleren [[Brennstoffkreislauf]] haben. Die Anzahl der Brennstoffstäbe im Reaktorkern wird im Vergleich zum ABWR um die Hälfte verringert. Die Kontrollstäbe sollen größer gemacht werden, sodass ein Brennstoffbündel im Reaktorkern zwei Kontrollstäbe zugewiesen bekommt. Der ABWR-II soll einen besseren Abschaltmodus als sein Vorgängermodell haben. Die Leistung beträgt 1700&nbsp;MW.<ref name="ABWR-II">[http://www.inspi.ufl.edu/icapp03/program/abstracts/3119.pdf ABWR-II Core Development] (englisch)</ref>


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Die nächste Generation nach dem ABWR ist der ABWR-II, der in Japan entwickelt wird.<ref name="ABWR-II"/> Die Entwicklung begann im Jahr 1991.<ref>[http://www.iaea.org/NuclearPower/WCR/LWR/ IAEA - Nuclear Power Technology Development Section] (englisch)</ref> Der ABWR-II soll größeren Brennstoff, bessere Sicherheitsmerkmale, kürzere Wartungsperioden und einen flexibleren [[Brennstoffkreislauf]] haben. Die Anzahl des Brennstoffs im Reaktorkern wird im Vergleich zum ABWR um die Hälfte verringert. Die Kontrollstäbe sollen größer gemacht werden, sodass ein Brennstoffbündel im Reaktorkern zwei Kontrollstäbe zugewiesen bekommt. Der ABWR-II soll einen besseren Abschaltmodus als sein Vorgängermodell haben. Die Leistung beträgt 1700&nbsp;MW.<ref name="ABWR-II">[http://www.inspi.ufl.edu/icapp03/program/abstracts/3119.pdf ABWR-II Core Development] (englisch)</ref>
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Der Reaktor soll 224 Brennstoffbündel aufnehmen können, die einen 18&nbsp;monatigen Betrieb ermöglichen mit einen Abbrand von 60&nbsp;GWd/t. Die Baukosten des Reaktors sollen genau so hoch liegen wie die des ABWR. Durch die Reduzierung der Anzahl von Brenstoffbündel im Reaktorkern soll die Länge der Wartungszeiten reduziert werden.<ref name="ABWR-II"/>

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Der Reaktor soll 224 Brennstoffbündel aufnehmen können, die einen 18&nbsp;monatigen Betrieb ermöglichen mit einen Abbrand von 60&nbsp;GWd/t. Die Baukosten des Reaktors sollen genau so hoch liegen wie die des ABWR. Aufgrund der Reduzierung der Anzahl von Brenstoffbündel im Reaktorkern sollen kürzere Wartungsperioden erreicht werden.<ref name="ABWR-II"/>


== Einzelnachweise ==
== Einzelnachweise ==
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== Siehe auch ==
== Siehe auch ==

* [[Siedewasserreaktor]]
* [[Siedewasserreaktor]]
* [[Liste der Kernkraftwerke]]
* [[Liste der Kernkraftwerke]]
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[[Kategorie:Kernreaktor]]
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[[Kategorie:Reaktortyp]]


Version vom 23. Februar 2009, 16:42 Uhr

Advanced Boiling Water Reactor
Kraftwerkslayout
Kraftwerkslayout
Basisdaten
Entwickler/Hersteller: General Electric, Hitachi, Toshiba
Entwicklungsjahr: 1978
Entwicklungsland: Japan Japan
Reaktordaten
Reaktortyp: Siedewasserreaktor
Bauart: Druckbehälter
Moderator: Wasser
Kühlung: Wasser
Brennstoff: UO2, UO2-Gd2O3
Anreicherungsgrad: 3.2 %
Dampfblasenkoeffizient: Negativ
Leistungsklassen in MW (Brutto): 1356, 1700
Containment: Vorhanden

Der Advanced Boiling Water Reactor (Abkürzung ABWR, deutsch Fortgeschrittener Siedewasserreaktor) ist ein Siedewasserreaktor der 3. Generation.[1] Die Entwicklung des Reaktors begann im Jahr 1978.[2] Der erste ABWR wurde im Kernkraftwerk Kashiwazaki-Kariwa als Block 6 im Jahr 1996 in Betrieb genommen.[3] Entwickelt wurde er in Japan[4] von General Electric, Hitachi und Toshiba.[5]

Technische Eigenschaften

Logo des ABWR
Reaktordruckbehälter des ABWR

Der Kernreaktor hat eine Leistung von 3926 MW thermisch und 1356 MW elektrisch. Der Generator ist für eine maximale Leistung von 1381 MW elektrisch ausgelegt.[6] Der Reaktordruckbehälter hat eine Höhe von 21 m und hat einen Durchmesser von 7,1 m. Er ist für 60 Jahre Betrieb ausgelegt. Der Behälter, bestehend aus vier Druckringe, ist aus nahtlosen Formstücken zusammengesetzt.[7] General Electric verwendet in diesem Reaktor keinen Stahl, der Cobalt enthält. Der Einsatz von kohlenstoffarmen Stahl verhindert im Bereich des Primär-Kühlmittelssytem interkristalline Korrosion (Wasserstoffversprödung).[8] Die Fine Motion Control Rod Drives (FMCRD) sind für den ABWR eingeführt worden. Die Stäbe fahren mit einem Stufenmotor, der elektrisch in einen 0,75 Schritt-Modus fährt. Daher rührt die Bezeichnung "Fine Motion", da diese langsamer in den Reaktor fahren als bei herkömmlichen Reaktoren, bei denen ein 3 Schritt-Elektromotor zum Einsatz kommt. Dadurch ist eine feinere Leistungskontrolle möglich. Die FMCRD können bei einer Reaktorschnellabschaltung automatisch über eine Hydraulik oder elektrisch eingefahren werden. Die Kontrollstäbe sollen so zuverlässig sein, dass es nicht nötig ist, während der gesamten Laufzeit alle von ihnen zu inspizieren.[9]

Der Reaktor hat vier getrennte redundante Sicherheitssysteme. Die eingehenden Informationen der Sensoren werden einen Microprozessor übermittelt. Jedes System hat einen eigenen Prozessor. Diese sind auch für das Senden von ausgehenden Steuersignalen verantwortlich. Falls es zu einen Fehler im System kommen sollte, wird ein Signal in den Kontrollraum gesendet, um so die defekte Karte innerhalb weniger Minuten austauschen zu können.[10]

Der Reaktor verwendet 3,2 % angereichertes UO2 (Mischoxid, kurz MOX) und UO2-Gd2O3 als Brennstoff, das in Röhren aus Zirkalloy untergebracht ist. Der Abbrand beträgt 32 Megawatttage pro Tonne Brennmaterial. Kontrolliert wird der Reaktor mit 205 Kontrollstäben. Für das feine Fahren wird ein elektrischer Antrieb verwendet, bei einer Notabschaltung ein hydraulisches System. Der Kühlmitteldurchsatz beträgt 52.200 t/h. Das Wasser wird mit zehn Pumpen gefördert. Der Reaktor verwendet eine Turbine, die sich mit einer Geschwindigkeit von 1500 Umdrehungen dreht.[6]

Gebäude

Der ABWR ist so ausgelegt, dass er an jedem der aktuellen Standorte der Welt stehen könnte, auch in seismisch aktiven Gegenden. Der Reaktor ist eigenständig und wird nicht mit anderen Blöcken am Standort genutzt, sodass jeder Block eine eigene Einheit darstellt. Das Containment des Reaktors ist aus Stahlbeton mit einer engen Stahlvergitterung. Das Containment ist von einem weiteren sekundären Containment umgeben. Radioaktive Gase werden innerhalb des Containments an einen Gaskreislauf weitergeleitet. Für den Bau werden die größere Module in Fabriken gefertigt. Ein 1000 t schwerer Kran hebt diese Module vertikal in das Reaktorgebäude. Durch das spezielle Containment verringert sich die Bauzeit des Reaktors von 66 Monaten auf 50 Monate.[11]

Verwendung

Der ABWR kommt bis heute viermal zum Einsatz. Er wird bis jetzt nur in japanischen Kernkraftwerken verwendet, in den Anlagen Kashiwazaki-Kariwa (Block 6 und 7), Shika (Block 2) und Hamaoka (Block 5). Zwei weitere Reaktoren befinden sich in Taiwan im Kernkraftwerk Lungmen (Block 1 und 2) in Bau. Pläne für weitere ABWR bestehen für die Anlagen Fukushima Daiichi (Block 7 und 8), Higashidōri (Block 1), Kaminoseki (Block 1 und 2), Ōma und Shimane (Block 3).[12]

Am 12. Mai 1997 wurde der ABWR von der Nuclear Regulatory Commission (NRC) in den USA zertifiziert.[13] In den USA soll das Kernkraftwerk South Texas zwei ABWR bekommen.[14]

ABWR-II

Die nächste Generation nach dem ABWR ist der ABWR-II, der in Japan entwickelt wird.[15] Die Entwicklung begann im Jahr 1991.[16] Der ABWR-II soll größeren Brennstoff, bessere Sicherheitsmerkmale, kürzere Wartungsperioden und einen flexibleren Brennstoffkreislauf haben. Die Anzahl des Brennstoffs im Reaktorkern wird im Vergleich zum ABWR um die Hälfte verringert. Die Kontrollstäbe sollen größer gemacht werden, sodass ein Brennstoffbündel im Reaktorkern zwei Kontrollstäbe zugewiesen bekommt. Der ABWR-II soll einen besseren Abschaltmodus als sein Vorgängermodell haben. Die Leistung beträgt 1700 MW.[15]

Der Reaktor soll 224 Brennstoffbündel aufnehmen können, die einen 18 monatigen Betrieb ermöglichen mit einen Abbrand von 60 GWd/t. Die Baukosten des Reaktors sollen genau so hoch liegen wie die des ABWR. Aufgrund der Reduzierung der Anzahl von Brenstoffbündel im Reaktorkern sollen kürzere Wartungsperioden erreicht werden.[15]

Einzelnachweise

  1. ↑ GE Energy - Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) (englisch)
  2. ↑ Completion of ABWR Plant (englisch)
  3. ↑ TOSHIBA - Advanced Boiling Water Reactor - Introduction (englisch)
  4. ↑ Kernenergie.ch - Der Reaktor: Die heutigen Reaktor-Typen
  5. ↑ Nuc Berkeley - Advanced Boiling Water Reactors (ABWR) (englisch) (archivierte Version des Internet Archive vom 22. Januar 2008)
  6. ↑ a b Nuc Berkeley - TECHNICAL DATA (englisch) (archivierte Version des Internet Archive vom 22. Januar 2008)
  7. ↑ Nuc Berkeley - ABWR Reactor Pressure Vessel (englisch) (archivierte Version des Internet Archive vom 24. Januar 2008)
  8. ↑ Nuc Berkeley - Special Features of ABWR (englisch) (archivierte Version des Internet Archive vom 12. Juni 2007)
  9. ↑ Nuc Berkeley - Fine motion control rod drives (englisch) (archivierte Version des Internet Archive vom 10. August 2007)
  10. ↑ Nuc Berkeley - Digital control and instrumentation systems (englisch) (archivierte Version des Internet Archive vom 13. August 2007)
  11. ↑ Nuc Berkeley - Plant layout (englisch) (archivierte Version des Internet Archive vom 8. August 2007)
  12. ↑ IAEA - Nuclear Power Reactors in the World - Serie 2 2008 (englisch)
  13. ↑ NRC - Issued Design Certification - Advanced Boiling-Water Reactor (ABWR) (englisch)
  14. ↑ NRC - South Texas Project, Units 3 and 4 Application (englisch)
  15. ↑ a b c ABWR-II Core Development (englisch)
  16. ↑ IAEA - Nuclear Power Technology Development Section (englisch)

Siehe auch

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