NedTil bund    HjemTil hovedside
© www.akraft.dk ©

Kerne-energi.

Emner på siden.

Generelt.

I princippet er der kun energikilden til forskel på et atomkraftværk og et konventionelt kraftværk af grundlasttypen.
I en atomreaktor anvendes energien fra atomspaltninger ved en kontrolleret kædeproces, der bringes i stand ved på forskellig måde at holde styr på neutronerne, der er en forudsætning for at spaltningerne kan foregå. Ved hver spaltning dannes 2-3 neutroner, der kan holde processen i gang. Ved designet af en reaktor skal man nøje kunne styre holde styr på, at der ikke forsvinder flere, end der lige er nok til at fortsætte kædeprocessen.
Det kunne synes umuligt at kunne styre en kædeproces, så den forløber kontrolleret, da kædeprocesserne forløber med en ufattelig hastighed.
Normalt udsendes 2-3 neutroner ved spaltningen. Ved en lille del af spaltningerne udsendes neutronerne med en forsinkelse - delayed neutrons. Forsinkelsen kan være fra brøkdele af en sekund til flere minutter.
Det er denne lille del, der gør det muligt at kontrollere en kædeproces i en atomreaktor.
Selve styringen af en reaktors effekt foregår på flere måder. Kontrolstængerne benyttes til hurtiglukning (Scram) og til at sikre ensartet flow i brændslet gennem de 3-4 års ophold i selve reaktoren.
Lidt borsyre i varierende mængder benyttes til kontrol - andre muligheder omtales under de enkelte typer.

Til top

Uranressourcer.

Uran er et almindelig forekommende grundstof på Jorden. Det findes i vekslende lødigheder i jord og vand. Eks:

(Kilde: GEUS)
Man inddeler ofte efter lødighed - og efter de priser, uran kan udvindes til
Uran i havvand kan udvindes med en forholdsvis simpel teknik, idet uran binder sig til en polymer, der blot hænges ud i vandet.
Teknikken har været afprøvet med succes i Japan, priserne er 5-10 gange større end de nuværende priser.
Uran findes overalt på Jorden. De største forekomster ligger i Australien, men den største leverandør er Kasakhastan, som er en forholdsvis ny spiller på banen.
Canada er en af de største producenter af uran.
Flere afrikanske lande har uranminer, det gælder Niger, Malawi, Nigeria m.fl.
Også i Sverige og Grønland findes store forekomster, der dog ikke må udvindes pga. politiske forhold.
- Af alle uranminer i verden brydes ca. 2/3 i åbne eller underjordiske miner, og omkring 1/3 produceres efter in-situ leaching metoden, hvor man lader en væske opløse uranet.
In-situ leaching metoden bruges især til de forekomster, hvor bjergarten er porøs, dvs. hvor der kan trænge vand med opløste kemikalier gennem den.
Ved denne metode udtrækkes uran fra malmen, uden at denne er brudt, og vandet med opløst uran pumpes til et særligt anlæg, hvorfra det kan udskilles fra vandet.
Der findes desuden en del uran sammen med fosfat. Der er en del interesse for at udnytte forekomsterne her.
Den seneste opgørelse (2009) af ressourcerne viste, at der er lettilgængelig uran nok til ca. 100 års forbrug med de planer, der var på tidspunktet.
Hvis man omdanner U-238 til Pu-239 så øges reserverne med en faktor på mindst 50.
Med muligheden for at udvinde uran fra havvand kan der skaffes fissilt materiale nok til de næste mange tusind år.
Medregnes thorium som fissilt materiale, må man konstatere, at kerneenergi overstiger langt den fossile energi som energiressource.

Referencer.

Til top

Beriget uran

er uran med et højere indhold af 235U end de 0.7% som er i natururan.

I naturligt forekommende uran er der 100 gange flere af de ikke spaltbare 238U atomer end der er af de spaltelige - fissile - 235Uran-atomer. Det er vanskeligt at opnå en kontrolleret kædereaktion med natururan - det almindeligste er at benytte beriget uran som brændsel.

Berigningsmetoder.

Gasdiffusion Gascentrifuge
diffusion centrifuge
Figuren viser et meget lille udsnit af et berigningsanlæg med ultracentrifuger.

Berigningen foregår i store diffusionsanlæg eller i ultracentrifuger.
Til bombeformål anvendes berigning over 90% rent 235Uran i brændsel til atomkraftværker anvendes normalt 3-4% berigning.

I berigningsanlæg er det nødvendigt at anvendes en gasformig uranforbindelse. En fluorforbindelse - uranhexafluorid (UF6) anvendes til formålet.

Den lidt lettere isotop med 235U vejer en smule mindre end den med 238U - en forskel på 349 : 352 (=0.9915)
Ifølge Grahams lov er hastigheden af gasarternes molekyler omvendt proportional af molekylvægten - hvilket giver et forhold mellem 1 : 1.004. Diffusionsprocessen skal derfor gennem mange trin, før der er gennemfør en berigningsproces på 2-4% 235U (Uran-235).
Berigningsanlæg er store og omkostningstunge - til gengæld udnyttes brændslet langt bedre end hvis der anvendes teknikker med natururan.

Der er andre berigningsteknikker. En lovende metode er at anvende specielle lasere til at ionisere bestemte isotoper, der så kan adskilles i et elektrisk felt.

For separation af tungt vand anvendes andre metoder:


Til top

Brændslet.

Brændselspille presses til små piller af urandioxid - UO2, der igen fyldes i gastætte rør af et materialer, der ikke optager neutroner - normalt anvendes en zirkonium-legering kaldet Zircaloy. Zirkonium er et vigtigt metal i denne forbindelse, idet det stort set ikke indfanger neutroner.
UO2 presses til piller, som har et meget højt smeltepunkt. Under driften skal pillerne kunne holde til en temperaturforskel mellem ca. 2000 °C i midten til ca. 400 °C ved overfladen.
En række brændselsrør samles i en holder til en brændselselement.
Under driften dannes en inaktiv gasart - Xenon. For at undgå at rørene svulmer op er rørende ikke helt fyldt op med piller, ligesom pillerne er konkave i enderne.
Den ved spaltningsprocessen dannede inaktive luftart Xenon har en overordentlig tilbøjelighed til at indfange neutroner. Da stoffet dannes i atomreaktorer ved radioaktive henfald efter nogen tids forløb, er en reaktorens xenonindhold størst efter nogle timers forløb. Derfor kan det være vanskeligt at starte en reaktor op, der har været stoppet nogle få timer. Det kan ikke ske før efter få dages forløb, når xenonindholdet er faldet.
Fænomenet kaldes for xenonforgiftning.
Man sikrer en jævn "udbrænding" af brændslet ved manipulation af kontrolstængerne.
Ved at blande f.eks. gadolineum i frisk brændsel kan man sikre en jævn spaltningsproces gennem hele perioden, da stoffet efterhåndes mættes med neutroner.

br-stav
Ca. 30 af de små piller svarer til energien i en tankbil med dieselolie.
Brændselselementerne er ca. 4 - 7 m lange - afhængig af reaktortype.
De enkelte brændselsstave befinder sig typisk i reaktoren i 4 år - ved det årlige brændselsskift udskiftes 25% af brændslet - de øvrige omplaceres så de ældste placeres i midten.


Til top


Brændselsskift.

Nedlukning forud for brændselsskift.

Udskiftning af brændselselementer kræver ved de fleste typer, at reaktoren er nedlukket i flere dage.
Kædeprocessen stoppes ved at føre kontrolstængerne føres ind i kernen.
Energiproduktionen falder i løbet af meget kort tid til ca. 5% af fuld effekt p.g.a. den stærke radioaktivitet i spaltningsprodukterne. De kortlivede isotoper er hurtigt omdannede og i løbet af 1 døgn er varmeudviklingen a. 1%. Denne varme fjernes med et system af restvarmefjernere.
Efter nogen tids afkøling kan man via fjernstyring aftage låg, dæksel, damptørrer m.v. og stille den til afkøling i et bassin med vand.
De udbrændte elementer løftes nu op med en kran og overføres til et bassin, hvor de skal stå til afkøling. Et specielt kredsløb sørger for at varmen fjernes fra elementerne.
Skift af brændselselementer sker i de fleste typer således:
Efter en kort afkøling fjernes reaktordækslet og stilles til afkøling i et bassin med vand.
Derefter fjernes dampseparatorerne over brændslet. Derefter løftes de 25-30% af brændselselementerne op af reaktorbeholderen og føres under vand til et afkølingsbassin for brugte elementer.
Bassinet har et kølesystem til at fjerne varmen fra de meget stærkt radioaktive elementer. Vandet virker som et beskyttende skjold mod stråling.
brændselsskift

  1. Bassin til friske elementer
  2. Bassin til udbrændte elementer
  3. Løbekran
  4. Udbrændt element løftes op
  5. Tanklåg og dæksel.
    Nederst skimtes afblæsningsrørene til dampen.

    De resterende brændselselementer flyttes til nye pladser i reaktoren for at sikre en ensartet spaltningsproces når nye og friske elementer indsættes.

    Helt nye brændselementer er ikke særlig radioaktive - de kan håndteres uden særlige beskyttelsesforanstaltninger. De udbrændte elementer er derimod særdeles radioaktive og udvikler stærk varme - de skal håndteres under vand.
    En enkelt brændselselement opholder sig typisk i reaktoren i 4 år, idet der udskiftes 25% årligt. Efter hvert brændselsskift omplaceres alle elementer.

    Efter en revision og undersøgelse af reaktorens tilstand, samles delene igen.

    Et par typer er designet således, at brændselsskift kan ske under drift.



Andre vedligeholdelsesarbejder.

Medens reaktoren er nedlukket foretages eftersyn og alm. vedligeholdelsesarbejder. Der kan udtages prøver til kontrol af materialer m.v.
Hele arbejdet varer typisk 3 - 6 uger, hvis der ikke er større reparationer, der skal udføres. Nedlukningen planlægges så den passer med perioder med lavt strømforbrug - f.eks. om sommeren.
Den beskrevne proces svarer til en kogendevandsreaktor - for trykvandsreaktoren forgår det dog stort set på samme måde.
Den canadiske tungtvandsreaktor CANDU og den russiske RBMK-reakter kan udskifte brændsel under drift. På disse typer er den en potetiel mulighed for at anvende den til fremstilling af plutonium til våbenbrug
For CANDU-ens vedkommende er det Canada, der håndterer brændselskredsløb.

Til top


Produktion og brændselsmængde.

En typisk 1000 MWe - reaktor bruger ca. 25.000 kg uranbrændsel årligt med en berigning på 3%.
Regnskabet ser nogenlunde således ud efter 3-4 års driftsperiode:

Kg stof 235U, kg 238U, kg Plutonium Fissionsprodukter
25.000 v. beg. 750 24.250    
Spaltet 500     ca. 495
Konverteret og spaltet   250 250 ca. 495
Konverteret - ikke spaltet   50 200 Pu-239/242  
Tilbage 200 23.800    
Konverteret - ikke spaltet 50 U-236   200  
Fissionsprodukter, actinider       I alt ca. 1000 kg

Actiniderne danner det egentlige højaktive affald med en halveringstid på ca. 30 år


Til top


Moderatoren - neutronbremsen.

At det er muligt skyldes at de spaltelige atomkerner - 235U og 239Pu indfanger neutroner lettere end de ikke spaltelige 238U, når de bremses ned.
Det sker i moderatoren, hvor neutronerne mister fart ved kollisioner med moderatorens atomer. De mindste atomkerner bremser bedst - sml. med en bordtennisbold. Den bremses bedre op ved at støde sammen med andre bordtennisbolde end hvis den rammer en billardkugle.
I praksis anvendes 3 forskellige moderatormaterialer.

    moderator
  1. Almindelig vand - kaldet letvand - H2O - er det mest effektive stof. Det skyldes brintatomerne, der er af samme masse som neutronerne. Ca. 10-12 sammenstød er nok til at bremse neutronerne ned til den såkaldte termiske hastighed - dvs. den hastighed der svarer til den kinetiske energi ved den foreliggende temperatur.
    Ca. 2.5 cm vand er tilstrækkeligt.
    Som regel anvendes moderatoren samtidig som kølemedie for varmeenergien fra kernespaltningerne.
    Let vand har den ulempe, at den kan optage nogle neutroner, hvilket man kompenserer for ved berigningsgraden af brændslet.
  2. Tungt vand - D2O, hvor D står for Deuterium = tung brint, der er dobbelt så tung som almindelig brint.
    I tungt vand skal der flere sammenstød for at nedbremse neutronerne, der skal ca. 5 cm lag til. Kernen i en tungtvandsreaktor er derfor større og mere åben end letvandstyperne.
    Det tunge vand anvendes samtidig som kølemiddel.
    Tungt vand har den fordel, at den ikke optager neutroner. Tungtvandsreaktorer kan designes til at anvendes natururan som brændsel.
  3. Grafit (C) i ren form benyttes i enkelte typer. Der skal ca. 12 cm. tykt lag for en tilstrækkelig nedbremsning. Grafik optager ikke neutroner i nævneværdig grad, men kan ikke anvendes som kølemiddel. Her anvendes ofte kuldioxid - CO2 eller Helium - afhængig af typen.

Til top



Kontrolstænger.

kontrolstav Kontrolstænger indeholder materiale der opsuger neutroner. Ofte anvendes bor.
Kontrolstængerne anvendes dels til at styre effekten med - dels bruges de til at lukke reaktoren ned. I tilfælde af stor uheld skal de automatisk skydes ind i kernen.
I nogle typer sker det ved trykluft - i andre typer er det tyngdekraften.
Ved at manipulere med kontrolstængerne kan man til en vis grad sørge for en jævn »udbrænding« af brændselselementerne.
Kontrolstængerne har en begrænset levetid, da de neutronabsorberende stoffer - bor, gadolineum, efterhånden mister evnen til at indfange neutroner. Man regner med en levetid omkring 10-15 år.
Hver kontrolstav er forsynet med en særskilt servomotor.
Figuren viser en kontrolstav fra en BWR mellem 4 brændselselementer.

Til top



Kølemidler.

Til top


Køletårne.

Køletårn
Et kernekraftværk på typisk 1000 MW anvender ca. 20 m3 havvand eller flodvand/sekund til at afkøle/kondensere dampen fra turbinen. Herved stiger kølevandets temperatur 6-8 °C. I havet vil kun et relativt lille areal blive berørt heraf. Man betegner det som » termisk forurening«.
For flodernes vedkommende kan de store kølevandsmængder hæve vandtemperaturen så meget, at den økologiske balance ændres uhensigtsmæssigt. Det undgås ved at etablere køletårne, hvor man anvender luftkøling.
Kølevandet fra kondensatoren sprøjtes ud inde i køletårnet og afkøles af luften. Det afkølede vand pumpes derefter tilbage til kondensatoren.
Den fugtige køleluft kondenserer til vanddråber, der ses som en sky fra køletårnet. Dampskyen indeholder naturligvis ikke nogen form for radioaktive stoffer. Såfremt der er utætheder i kondensatoren sikrer det store vacuum her, at der ikke slipper noget ud, men tværtimod vil luft fra omgivelserne strømme ind!

Til top


Barrierer.

Der er en del barrierer til beskyttelse af omgivelserne.

Til top



Reaktorindeslutningen - Containmentet.

Af sikkerhedshensyn placeres reaktorbeholder og diverse hjælpeudstyr i en reaktorindeslutning, der kaldes Containment.
Den er som regel af armeret beton. I de vestlige reaktorer er der en gastæt stålindeslutning. Hele systemet er inden montering sat under tryk på adskillige atmosfæres tryk - afhængig af typen. Trykprøven afslører eventuelle lækager.
Reaktorindeslutningen skal kunne modstå det tryk, der opstår hvis al vandet i reaktorbeholderen fordamper ved et hypotetisk uheld.

Til top



Reaktortyper

  1. Forskningsreaktorer som anvendes til forskningsformål af mange slags. Det gælder f. eks. de nu lukkede anlæg på Risø.
  2. Produktionsreaktorer der anvendes til fremstilling af Plutonium til bombeformål. Et eksempel er den meget omtalte Windscale atomkraftværk, som ikke er et atomkraftværk, men var en militær produktionsreaktor, der ikke producerede el.
    Den meget omtalte reaktor i Yongbyon i Nordkorea er en grafitreaktor, der kan producere våbenplutonium. Den producerer ikke strøm.
    Den forveksles undertiden med de 2 kraftreaktorer, der er under opbygning i landet. Nord Korea har ikke p.t. anlæg i drift.
  3. Kraftreaktorer er de el-producerende værker. Der er flere typer som omtales andet sted. Herunder kan medregnes de anlæg, der anvendes i ubåde og store skibe.
    Her omtales kun de el-producerende anlæg. Der anvendes flere typer:
    1. Trykvandsreaktoren - PWR er den hyppigste.
    2. Kogendevands-reaktoren (BWR) er den næsthyppigste.
    3. Tungtvandsreaktoren. CANDU-reaktoren er stort set den eneste på markedet.
    4. Magnox - reaktoren. Blev udviklet i Storbritannien, hvor der stadig er en del anlæg i drift. Typen er forældet.
    5. AGR - en britisk grafitreaktor, der afløste Magnox-reaktoren.
    6. VVER. Den russiske trykvandsreaktor
    7. RBMK. En russisk type som er en videreudvikling af en militær plutoniumproducerende reaktor. Er grafitmodereret og kølet med letvand.
      Typen er ustabil fordi den ikke er selvstabiliserende som andre typer. Tjernobyl-reaktorerne og Ignalina-værkerne i Litauen er af denne type.
    8. Den hurtige formeringsreaktor - FBR. Typen anvender ikke moderator. Navnet antyder at spaltningerne frembringes med hurtige (ubremsede) spaltningsneutroner. Det giver et lidt højere udbytte af neutroner ved spaltningerne.
      Som kølemiddel anvendes fortrinsvis flydende natrium. Frankrig udviklede en type - Super Phenix, men efter en del driftsproblemer blev den og en mindre prototype lukket. Rusland og Japan har stadig et beskedent program.
    9. HTR - Høj-temperatur Gascooled Reactor. Typen anvender specielt udformet brændsel, der indeholder grafit og Uran/Thorium i piller. En prototype i Denver i USA var heliumkølet. Efter en del driftsproblemer er den nu lukket ned.
    10. THTR. En tysk udviklet type med heliumkøling. En prototype på 300 MW blev efter kort tids drift taget ud af drift p.g.a. folkestemning.
    11. Thoriumreaktorer,
      har fået stigende interesse de senere år, dels er thoriumressourcerne meget store, dels er der visse fordele med mindre affald og mindre risiko for spredning af atomvåben.
      Der er anlæg under opførelse i Indien, Sydafrika og Kina.
      Om thorium bliver fremtidens fissile materiale vil tiden vise, men mange mener det.
      thorium er ikke fissilt, men ved neutronbestråling omdannes det til det fissile U233

    12. Model af thorium-reaktor af accelerationstypen
      I Indien bygges en anden type, hvor den første kerne anvender plutonium-239 til at omdanne thorium til U-233.

  4. Småreaktorer til anvendelse som energikilde i satellitter findes i forskellig udformning, som ikke skal omtales nærmere.

Til top


Sikkerhedssystemer

En reaktor er sikret med mange forskellige systemer, for ikke at små uheld skal udvikle sig til store katastrofer. Ved mindre brud i kølesystemet træder et højtryks-nødkølesystem (HT-systemet) i gang og tilfører vand til reaktoren for at erstatte det, der forsvinder.
Pwr-barrierer
Ved overtryk det primære system åbnes en sikkerhedsventil og en aflastningsventil i toppen af trykholderen sig og dampen ledes i en aflastningstank, hvor den fortættes. Herved aflastes trykket i det primære kølesystem. Når trykket er faldet til en vis værdi lukkes ventilerne automatisk igen.
HT-systemet kan pumpe vand ind i reaktoren til erstatning for det, der er afblæst i aflastningstanken. Aflastningsbeholderen er sikret med en sprængplade, der rives af når trykket i beholderen bliver for stort.
Bortanken er tryksat med kvælstof. Der kan tilsættes grundstoffet bor med nødkølevandet sikrer man sig at kædeprocesserne standses overalt i kernen, også selvom enkelte kontrolstave skulle svigte.
Falder trykket yderligere træder et lavtrykssystem (LT-system) i gang og pumper vand ind i kernen.
Kølevandet kan dels tages fra sumpen, hvor vandet fra et eventuelt brud samler sig, dels kan det tages fra en akkumulatortank, hvor en luftpude under tryk kan tilføre kølevand selvom el-pumperne skulle svigte.

Såfremt trykket i reaktorbygningen bliver for stort på grund af dampudvikling, træder et spraysystem i gang, hvorved dampen fortættes og trykket falder. Dette vand kan tilsættes natriumhydroxid (NaOH), der binder eventuelt luftbåret jod, der kan være undsluppet af beskadigede brændselselementer. Iod131 er et stærkt radioaktivt stof, der er i stand til at forurene store områder, hvis det slipper ud i det omgivende miljø.
Der er desuden et stort system af filtre til at rense luften i bygningerne inden den slippes ud i det fri.
En PWR er omgivet af en gastæt indeslutning -Containmentet med så stor volumen, at trykket i denne indeslutning ikke opnår højere indre tryk, end den ar afprøvet til, hvis reaktorens indhold af kølevand ved et uheld skulle koge op til damp og slippe ud i reaktorbygningen.
I en BWR sker aflastningen ved at dampene ledes ned i et vandbassin, hvor det fortættes.

For at forebygge svigt af nødkølesystemerne, er der indbygget flere af hinanden uafhængige energikilder til at trække pumperne. Der anvendes


Billedkilde: Siemens AG om tyske PWR-sikkerhedsudstyr.

Til top


Ved reprocessing

kan Uran og Plutonium genvindes ad kemisk vej.
Plutonium kan indbygges i nye brændselselementer - de såkaldte MOX-brændsler.(MixedOxid-brændsel.) Med denne teknik kan man få anvendt det ubehagelige og giftige stof plutonium til noget fornuftigt.
Her kan også atombombers materiale anvendes til noget fornuftigt - som el-producent
Der er en stigende anvendelse af MOX-brændsel på global plan. Ved multiprocessing kan man udnytte stort set alt plutonium.

© www.akraft.dk ©

Til top

Dekommissionering af atomkraftværker
På global plan er ca 200 forskning- og forsøgsreaktorer lukkede.
Her er problermet, at en del af dem findes i udviklingslande med få ressourcer, men disse typer og de militære anlæg skal ikke omtales her.
Når et atomkraftværk lukkes skal det dekommissioneres - dvs. det skal nedbrydes på en forsvarlig miljømæssig måde.
En del af de første prototyper og demonstrationsreaktorer er lukkede, i USA drejer det sig om ca. 22 stk., hvor følgende eksempel drejer sig om.
NRC har opstillet nogle minimumskrav til størrelsen af de bundne pengebeløb, som værket skal oprette til formålet. Beløbet ligger mellem 88 mio. US-dollars for de mindste typer til 135 mio. US-dollars for de største anlæg.
Ved salg af værket til anden side følger denne fond med i handelen, der kun kan anvendes på den foreskrevne måde. Der er udarbejdet en nøje tidsplan for dekommissioneringen, der overvåges af myndighederne.
Dvs. at der er sat pengemidler af til fjernelse af atomkraftværkerne.

Andre lande har lignende ordninger. Der foreligger f.eks. en plan for Barsebäck I og II.
Detaljerede planer for nedrivning af atomkraftværker har været udarbejdet inden man påbegyndte bygningen. Det størst problem er de værker, der findes i udviklingslande med begrænsede ressourcer.
IAEA har For de nyeste værker foreligger der detaljerede planer for fjernelse af de enkelte dele, der er designede på en måde, der tilgodeser en men og praktisk nedbrydning.

International Action Plan On The Decommissioning of Nuclear Facilities - PDF-fil
International Action Plan On The Decommissioning of Nuclear Facilities - - PDF-fil med eksempler fra enkelte lande - herunder Barsebäck

Til top
Referencer og links

  1. Reaktorers princip og opbygning.
    Forelæsningsnoter til reaktorfysik. P. L. Ølgaard. Ca. 0.4 MB pdf-fil
  2. Energi: hvorfor og hvordan: en rapport om energiproblemer. Af Gilland, B.; Walmod-Larsen, O. (Birkerød, Reel Energi Oplysning, 1998) 32 p. ISBN 87-89152-16-6
  3. Atomkraft. Af Graham, I. (Holte, Flachs, 1998) 48 p. ISBN 87-7826-464-2
  4. Energy Resources and Supply.j.T.Mc.Millan John Wiley & Sans forlag 1976.
  5. Atomenergi. M.J.Games. Lademann 1971
  6. Atomernes Hvem,Hvad,Hvor.Politiken. Artikler vedrørende emner indenfor kerneenergi. Forskellige forf.
  7. Videregående reaktorteknik. Reaktortyper og reaktor- konstruktion. F. List, Risø.
  8. Om Sveriges atomprogram i almindelighed - og Ringhals i særdeleshed. Foredrag v. kursusrække 1971. Danske elværkers forening. Arne G. Madsen. Bendt Rasmussen. Knud Frøslev.
  9. Karnkraftens ABC. 1972
  10. A Guidebook to Nuclear Reactors. Antony Nero University of California Press. 1979.
  11. Nuclear Power Plant Design / projekt Management. MSME-P.E. Erik S.Petersen. Ann Arbor Science Publichers lnc.1978. Vol 1-2.
  12. Den nødvendige atomkraft. P.Ølgaard m.fl.
  13. Atomkraft i Danmark. Fordele og ulemper. P.Ølgaard, Uffe Korsbech. Teknisk forlag 1976.
  14. Faren ved ikke at indføre atomkraft. Petr Beckmann. (debatbog for atomkraft) Energiforum 1977
  15. Med fremtiden som indsats. Gyldendal. Forsk. forfattere. (En kritisk bog om atomkraft).
  16. Skal vi satse på atomkraft? Særtryk af artikler i "Ingeniøren". 1973174
  17. En bog om kernekraft. Bd. 1-2. Af Frimodt, S. (Holte, Skarv, 1984) 48 s. ISBN 87-87581-98-1 (Skarv’s energi-serie)
  18. Kernespaltning, kernekraft. Af Jensen, H.B. (Herning, Systime, 1984) 81 s. ISBN 87-7351-245-1 (Systimes energiserie)
  19. Kernekraft. Af Hawkes, N. (København, Gyldendal, 1982) 38 s. ISBN 87-00-43961-4
  20. Uranressourcer - WNO
  21. Uranressourcer - WNO
  22. Uran fra havvand
  23. Uran i Grønland
  24. Uran i fosfat
  25. Stigende produktion
  26. Tysk fagblad for den nukleare industri
  27. Tysk atom-forum
  28. Tysk side om kerneenergi
  29. International Energi Agentur
  30. World-Nuclear organisation.
  31. World-Nuclear organisation. Nyheder
  32. -
  33. PWR - Framatome- Frankrig
  34. Model af thorium-reaktor af accelerationstypen


Op Til top   HjemTil hovedside


Oprettet 2. 11. 2002.-  - Opdateret 13.06.2012

  Site Meter