Natururanreaktor

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Ein Natururanreaktor ist ein Kernreaktor, der mit natürlichem, also nicht angereichertem Uran als Kernbrennstoff arbeitet.

Zeichnung des Chicago Pile 1, des ersten menschengemachten Kernreaktors, mit dem 1942 Kritikalität erreicht wurde

Verwendung[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Die ersten experimentellen Versuchsreaktoren aus den 1940er und 1950er Jahren, aber auch einige kommerzielle Leistungsreaktoren, vor allem in Großbritannien, Frankreich, Kanada und Indien, verwendeten Natururan. In Deutschland wurden der Forschungsreaktor 2, das Kernkraftwerk Niederaichbach und der Mehrzweckforschungsreaktor Karlsruhe mit Natururan betrieben. Heute (2020) wird natürliches Uran zur Energiegewinnung noch in etwa 50 Reaktoren vom CANDU-Typ eingesetzt. Der indische IPHWR ist in vielerlei Hinsicht eine Weiterentwicklung des CANDUs und macht den Großteil der restlichen Natururanreaktoren, welche noch als solche in Betrieb sind, aus. Beim Kernkraftwerk Atucha sowie beim RBMK ist die ursprünglich geplante Nutzung von Natururan entweder im Designprozess oder im Laufe des Betriebs aufgegeben worden. Gründe sind verbesserte Sicherheit (RBMK) und höherer Abbrand (Atucha).

Physikalischer Hintergrund[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

In natürlichem Uran liegt der Anteil des leicht spaltbaren Uran-Isotops 235U bei etwa 0,7 %. In einem Reaktor mit Natururanbrennstoff lässt sich Kritikalität, also eine selbsterhaltende Kernspaltungs-Kettenreaktion, nicht mit jeder, sondern nur mit bestimmten Moderatorsubstanzen erreichen; mit dem wirtschaftlichsten Moderator und Kühlmittel, gewöhnlichem Wasser (Leichtwasser), gelingt es nicht, weil darin zu viele Neutronen durch Absorption verloren gehen. Alle Natururanreaktoren sind daher entweder Schwerwasserreaktoren oder graphitmoderierte Reaktoren. Theoretisch wäre auch Beryllium als Moderator denkbar, ist jedoch aufgrund seines hohen Preises bisher nie zu nennenswertem Einsatz in dieser Rolle gekommen. Als Brennstoff kommt entweder reines Uranmetall (U) oder Urandioxid (UO2) zum Einsatz.[1]

Die meisten heutigen Kernkraftwerke verwenden angereichertes Uran mit einem 235U-Anteil von 0,7 % bis 2 %, bei einigen Reaktortypen bis zu 20 %. Hochangereichertes Uran (20 % bis 93 % 235U) wird in wenigen Forschungsreaktoren, in Reaktorschiffen und in Kernwaffen eingesetzt.[2] In „abgebrannten“ Brennelementen, wie sie aus einem Leichtwasserreaktor entnommen werden, nachdem sie dort keine ökonomisch und sicherheitstechnisch vertretbare Kettenreaktion mehr aufrechterhalten können, befindet sich ein höherer Anteil spaltbares Material als in Natururan. Dies ist in erster Linie Plutonium-239, welches jedoch aufgrund des geringeren Anteils an verzögerten Neutronen besondere Handhabung verlangt. Allerdings ist auch der Anteil an 235U auch im „abgebrannten“ Brennstoff noch höher als in natürlichem Uran. Der „klassische“ Weg, diese potentielle Energiequelle zu „recyclen“ ist die Herstellung von MOX-Brennelementen, welche sowohl Plutonium als auch Uran enthalten. Denkbar – und in Versuchen bereits praktiziert – ist aber auch die Verwendung des „reprozessierten Urans“ (der Urananteil des „abgebrannten“ Brennstoffes nach chemischer Abtrennung von Spaltprodukten, Plutonium und minoren Actinoiden) oder sogar der – gegebenenfalls geringfügig bearbeiteten oder von Neutronengiften befreiten – abgebrannten Brennelemente als solchen. Da die Voraussetzungen für einen derartigen Brennstoffkreislauf (Vorhandensein großer Mengen abgebrannten Brennstoffs aus Leichtwasserreaktoren und Verfügbarkeit von Natururanreaktoren) global erst nach dem Preisverfall des Urans in den 1970er Jahren aufgetreten ist, wird erst seit den 1990er Jahren verstärkt in diesem Bereich geforscht, da das Problem des Atommülls immer mehr Beachtung findet. Hervor getan hat sich hier vor allem Südkorea, ein Land, welches sowohl Leichtwasserreaktoren als auch Natururanreaktoren betreibt.[3] Reprozessiertes Uran kann ebenfalls einer weiteren Anreicherung zugeführt werden, dies ist jedoch trotz des höheren 235U Gehalts wenig attraktiv, da 236U (in natürlichem Uran quasi nicht nachweisbar) und 234U (in natürlichem Uran mit einem Anteil von 55 ppm vertreten, in reprozessiertem Uran durch Anreicherung und (n,2n) Reaktionen mit höheren Anteilen verfügbar) mit dem 235U angereichert werden und die Parameter des Brennstoffs negativ beeinflussen.

Im Naturreaktor Oklo und weiteren Uranlagerstätten in Gabun fanden bereits vor etwa zwei Milliarden Jahren kritische Kernspaltungs-Kettenreaktionen mit Natururan statt. Damals lag der Anteil von 235U in natürlichem Uran bei etwa 3 %, so dass die Kritikalität auch bei Moderation mit normalem Wasser zustande kommen konnte.[4]

Kommerzielle Leistungsreaktoren[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Die folgenden Kernkraftwerke wurden bzw. werden mit Natururan betrieben. Bei Kernkraftwerken mit mehreren Blöcken wird unter „Betriebsbeginn“ derjenige des ersten Blocks und unter „Betriebsende“ derjenige des letzten Blocks angegeben, unter „Leistung“ diejenige des leistungsstärksten Blocks.

Magnox-Reaktoren[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Schema eines Magnox-Reaktors

Magnox-Reaktoren (engl. Magnesium Alloy Graphite Moderated Gas Cooled Uranium Oxide Reactor) sind graphit-moderierte Kernreaktoren, die mit Kohlenstoffdioxid (CO2) gekühlt werden. Die Brennelemente bestehen aus Natururan in metallischer Form, das mit einer Magnesium-Aluminium-Legierung umhüllt ist.[5]

Magnox-Reaktoren wurden in Großbritannien entwickelt und gehören zu den ersten kommerziell genutzten Kernreaktoren der Welt. Das Design wurde in 26 britischen Reaktoren sowie in zwei Kernkraftwerken in Italien und Japan verwirklicht. Heute ist kein Magnox-Reaktor mehr in Betrieb, der letzte verbleibende Reaktor wurde am Kernkraftwerk Wylfa am 30. Dezember 2015 abgeschaltet. Nordkorea hat einen Reaktor, der auf dem Magnox-Design basiert, für sein Kernwaffenprogramm zur Produktion von waffenfähigem Plutonium verwendet.[6][7]

Als Nachfolgemodell für den Magnox-Reaktor wurde in Großbritannien in den 1960er Jahren der Advanced Gas-cooled Reactor entwickelt, der jedoch auf etwa 3 % angereichertes Urandioxid als Kernbrennstoff verwendet.

Name Land Leistung Betriebs-
beginn
Betriebs-
ende
Anmerkungen
Calder Hall 1–4 Großbritannien 50 MW Aug. 1956 März 2003 erstes kommerziell zur Stromerzeugung genutztes Kernkraftwerk, wurde auch zur Erzeugung von Plutonium eingesetzt
Chapelcross 1–4 Großbritannien 50 MW Feb. 1959 Juni 2004 wurde parallel zu Calder Hall gebaut und genutzt
Berkeley 1–2 Großbritannien 138 MW Juni 1962 März 1989 erstes Kernkraftwerk in Großbritannien, das ausschließlich für kommerzielle Zwecke gebaut wurde
Bradwell 1–2 Großbritannien 123 MW Juli 1962 März 2002
Latina Italien 153 MW Mai 1963 Dez. 1987 wurde im Zug des Atomausstiegs Italiens stillgelegt
Hunterston A1–A2 Großbritannien 150 MW Feb. 1964 März 1990
Trawsfynydd 1–2 Großbritannien 159 MW Jan. 1965 Feb. 1991
Hinkley Point A1–A2 Großbritannien 235 MW Feb. 1965 Mai 2000
Dungeness A1–A2 Großbritannien 225 MW Juli 1965 Dez. 2006
Tōkai Japan 159 MW Nov. 1965 März 1998
Sizewell A1–A2 Großbritannien 210 MW Jan. 1966 Dez. 2006
Oldbury A1–A2 Großbritannien 217 MW Nov. 1967 Feb. 2012
Wylfa 1–2 Großbritannien 490 MW Jan. 1971 Dez 2015

UNGG-Reaktoren[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Die beiden UNGG-Reaktorblöcke im Kernkraftwerk Saint-Laurent

Die UNGG-Reaktoren (französisch Uranium Naturel Graphite Gaz), die in den 1950er und 1960er Jahren in Frankreich entwickelt wurden, waren vom Design her ähnlich aufgebaut wie die Magnox-Reaktoren und wurden mit Graphit moderiert sowie mit Kohlenstoffdioxid gekühlt. Die Brennelemente in UNGG-Reaktoren bestanden ebenfalls aus Natururan, sie wurden hier allerdings mit einer Magnesium-Zirkonium-Legierung umhüllt. UNGG-Reaktoren wurden in acht französischen Kernreaktoren und in dem spanischen Kernkraftwerk Vandellòs eingesetzt, keiner der Reaktoren ist mittlerweile mehr in Betrieb.[8]

Das UNGG-Design wurde in Frankreich durch Druckwasserreaktoren abgelöst, die alle mit angereichertem Uran betrieben werden.

Name Land Leistung Betriebs-
beginn
Betriebs-
ende
Anmerkungen
Marcoule G1–G3 Frankreich 40 MW Sep. 1956 Juni 1984
Chinon A1–A3 Frankreich 360 MW Juni 1963 Juni 1990
Saint-Laurent A1–A2 Frankreich 515 MW März 1969 Mai 1992 Störfall (INES 4)
Bugey 1 Frankreich 540 MW Apr. 1972 Mai 1994
Vandellòs 1 Spanien 480 MW Mai 1972 Juli 1990 wurde nach einem Feuer im Oktober 1989 permanent abgeschaltet

CANDU-Reaktoren[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Das Kernkraftwerk Pickering mit acht CANDU-Reaktoren

Siehe auch: Liste der CANDU-Reaktoren

Der CANDU-Reaktor wurde in Kanada entwickelt. Hauptgrund für die Entwicklung dieses Reaktortyps war, dass Kanada nicht in der Lage war, Uran anzureichern, und die USA (als Land des Manhattan Projects) bei dieser Dual Use Technologie seinerzeit nicht zum Technologietransfer bereit waren. CANDU-Reaktoren nutzen schweres Wasser als Moderator und auch (in einem getrennten Kreislauf mit Überdruck) als Kühlmittel. Als Kernbrennstoff kann Natururan, abgebrannter Brennstoff aus einem Leichtwasserreaktor[9] oder leicht angereichertes Uran verwendet werden.[10]

Der Reaktortyp wird in vielen Ländern eingesetzt, vor allem in Kanada, aber auch in Argentinien, China, Pakistan, Rumänien und Südkorea. 34 der insgesamt 36 CANDU-Reaktoren sind heute noch in Betrieb.

Der Advanced CANDU Reactor ist eine Weiterentwicklung des CANDU-Designs, der leicht angereichertes Uran verwendet. Kein Reaktor dieses Typs ist jemals gebaut worden.

Name Land Leistung Betriebs-
beginn
Betriebs-
ende
Anmerkungen
Rolphton Kanada 22 MW Juni 1962 Aug. 1987 Prototyp für CANDU-Reaktoren
Douglas Point Kanada 206 MW Jan. 1967 Mai 1984 erstes kommerziell betriebenes Kernkraftwerk Kanadas
Pickering 1–8 Kanada 516 MW Apr. 1971
Gentilly 1–2 Kanada 635 MW Apr. 1971 Block 1 war ein Prototyp für den Siedeschwerwasserreaktor
Rajasthan 1 Indien 90 MW Nov. 1972
Karatschi Pakistan 125 MW Dez. 1972
Bruce 1–8 Kanada 822 MW Sep. 1976
Wolsong 1–4 Südkorea 685 MW Dez. 1982
Point Lepreau Kanada 635 MW Feb. 1983
Embalse Argentinien 600 MW Apr. 1983
Darlington 1–4 Kanada 878 MW Jan. 1990
Cernavodă 1–2 Rumänien 650 MW Juni 1996 einziges Kernkraftwerk in Rumänien
Qinshan 3–1,3–2 China 650 MW Nov. 2002

Weitere Schwerwasser-Druckreaktoren[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Kernkraftwerk Niederaichbach

Die meisten Kernreaktoren in Indien sind Schwerwasser-Druckreaktoren (engl. Pressurized Heavy-Water Reactor), die mit Natururan betrieben werden und auf dem CANDU-Design basieren. Alle 16 Reaktoren sind noch in Betrieb.[11]

Ebenfalls mit Natururan betrieben wurden in Deutschland das Kernkraftwerk Niederaichbach, ein schwerwasser-moderierter Druckröhrenreaktor mit CO2-Gaskühlung, und der Mehrzweckforschungsreaktor Karlsruhe, ein mit schwerem Wasser moderierter und gekühlter Druckröhrenreaktor. Beide Anlagen sind mittlerweile stillgelegt.[12] Der Mehrzweckforschungsreaktor diente als Prototyp für das argentinische Kernkraftwerk Atucha 1, das heute noch in Betrieb ist und mittlerweile aus Effizienzgründen leicht (zu 0,85 %) angereichertes Uran verwendet.

Der Reaktor R3 im Kernkraftwerk Ågesta in Schweden war ein Druckkesselreaktor, der als Teil der sogenannten „schwedischen Linie“ entwickelt wurde, die eine Unabhängigkeit vom Ausland durch Verwendung einheimischer, nicht angereicherter Uranbrennelemente zum Ziel hatte; die späteren schwedischen Kernkraftwerke waren jedoch Leichtwasserreaktoren, die mit angereichertem Uran betrieben wurden. Der Reaktor A1 im tschechoslowakischen Kernkraftwerk Bohunice war ein gasgekühlter Prototyp-Druckröhrenreaktor, der gemeinsam mit Russland entwickelt und ebenfalls mit Natururan betrieben wurde. Diese beiden Reaktoren sind ebenfalls mittlerweile stillgelegt.

Name Land Leistung Betriebs-
beginn
Betriebs-
ende
Anmerkungen
Ågesta Schweden 10 MW Mai 1964 Juni 1974 erstes schwedisches Kernkraftwerk
MZFR Karlsruhe Deutschland 52 MW Sep. 1965 Mai 1984 wurde auch als Forschungsreaktor genutzt
Bohunice A1 Tschechoslowakei 93 MW Dez. 1972 Mai 1979 erstes tschechoslowakisches Kernkraftwerk
Niederaichbach Deutschland 100 MW Jan. 1973 Juli 1974 war nur 18 Monate in Betrieb
Atucha 1 Argentinien 100 MW März 1974 verwendet heute leicht (zu 0,85 %) angereichertes Uran
Rajasthan 2–6 Indien 202 MW Nov. 1980
Madras 1–2 Indien 202 MW Juli 1983
Narora 1–2 Indien 202 MW Juli 1989
Kakrapar 1–2 Indien 202 MW Nov. 1992
Kaiga 1–4 Indien 202 MW Dez. 1999
Tarapur 3–4 Indien 490 MW März 2000

Versuchs- und Forschungsreaktoren[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Beispiele für Versuchs- und Forschungsreaktoren, die mit Natururan betrieben wurden bzw. werden, sind:

Graphit-moderierte Reaktoren[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Name Land Leistung Betriebs-
beginn
Betriebs-
ende
Anmerkungen
Chicago Pile 1 USA 0,5 W Feb. 1942 März 1943 erster Kernreaktor, in dem eine kontrollierte kritische nukleare Kettenreaktion stattfand[13]
Chicago Pile 2 USA 2 W März 1943 1954 Der Chicago Pile 1 wurde in den Red Gate Woods (erstes Argonne National Laboratory) als Chicago Pile 2 wieder aufgebaut.[14]
F-1 Russland 24 W Dez. 1946 wurde sowohl mit Natururan als auch mit zu 2 % angereichertem Uran betrieben[15]
GLEEP Großbritannien 50 W Aug. 1947 Sep. 1990 erster Kernreaktor in Westeuropa[16]
BR-1 Belgien 4 MW Mai 1956 [17]
Marius Frankreich 400 W 1960 Apr. 1983 [18]
BEPO Großbritannien 6,5 MW 1962 1968 [19]
Cesar Frankreich 10 W Dez. 1964 Aug. 1977 [18]

Schwerwasser-moderierte Reaktoren[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Name Land Leistung Betriebs-
beginn
Betriebs-
ende
Anmerkungen
Chicago Pile 3 USA 300 W Mai 1944 1954 erster Schwerwasserreaktor
Haigerloch Deutschland (Mrz. 1945) (April 1945) erreichte keine Kritikalität[20]
ZEEP Kanada 10 W Sep. 1945 Okt. 1970 erster funktionsfähiger Kernreaktor außerhalb der Vereinigten Staaten[21]
NRX Kanada 25 MW Juli 1947 März 1993 einige Jahre lang der leistungsstärkste Kernreaktor der Welt[22]
ZOÉ Frankreich 0,1 MW Dez. 1948 1974 [23]
EL-2 Frankreich 2 MW 1952 1965 [24]
R1 Schweden 0,6 MW Juli 1954 1970 [25]
Aquilon Frankreich 18 MW 1956 ? [24]
NRU Kanada 200 MW Sep. 1957 wurde 1964 auf hoch angereichertes und 1991 auf schwach angereichertes Uran umgestellt[26]
RB Serbien 0 W Apr. 1958 wurde später auf hochangereichertes Uran umgestellt
CIRUS Indien 40 MW Juli 1960 [11]
ZED-2 Kanada 200 W Sep. 1960 [27]
Diorit Schweiz 30 MW Okt. 1960 1977 [28]
FR 2 Deutschland 12 MW März 1961 Dez. 1981 erster Kernreaktor in Deutschland, der nach eigenem Konzept gebaut wurde; wurde 1966 auf schwach angereichertes Uran umgestellt[29]
JRR-3 Japan 10 MW 1962 1983 [30]
ESSOR Europäische Union 43 MW März 1967 Juni 1983 Standort war Ispra, Italien
TRR Taiwan 40 MW Jan. 1973 1988 [31]
Dhruva Indien 100 MW Aug. 1985 [11]

Militärische kerntechnische Anlagen[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Der B-Reaktor in Hanford

Alle heutigen Atommächte (USA, Russland, Großbritannien, Frankreich und die Volksrepublik China, ferner Indien, Pakistan, Israel und Nordkorea) verwendeten zunächst Natururanreaktoren zur Produktion von waffenfähigem Plutonium. Die Infrastruktur zur Herstellung von Kernwaffen wurde in teils großangelegten Atomprogrammen geschaffen (siehe z. B. Manhattan-Projekt, Force de dissuasion nucléaire française, Sowjetisches Atombombenprojekt, Chinas erste Forschungsstation für Atomwaffen und Nordkoreanisches Kernwaffenprogramm). Die ersten dieser Reaktoren aus den 1940er und 1950er Jahren sind mittlerweile stillgelegt.

In den folgenden militärischen kerntechnischen Anlagen wurden Natururanreaktoren zur Herstellung von Plutonium eingesetzt.

Name Land Anzahl
Reaktoren
Gesamt-
leistung
Betriebs-
beginn
Betriebs-
ende
Anmerkungen
Hanford Site USA 3 750 MW Juni 1943 Juni 1965 Das produzierte Plutonium wurde für die Atombombe Fat Man verwendet, die am 9. August 1945 über der japanischen Stadt Nagasaki abgeworfen wurde.[32]
Majak Russland 7 63 MW Juni 1948 1990 Am 29. September 1957 ereignete sich dort einer der drei bisher schwersten Nuklearunfälle der Geschichte.
Sellafield Großbritannien 2 360 MW Okt. 1950 Okt. 1957 Die Reaktoren Pile Nr. 1 und Pile Nr. 2 wurden nach dem Windscale-Brand im Oktober 1957 stillgelegt.
Tomsk Russland 5 45 MW 1955 Juni 2008 Einer der drei Reaktoren (ADE-5) diente auch zur Strom- und Fernwärmeversorgung.
Marcoule Frankreich 3 80 MW Sep. 1956 Juni 1984 Die drei Reaktoren G1 bis G3 (s. o.) dienten auch der Stromversorgung.[33]
Schelesnogorsk Russland 3 27 MW Aug. 1958 Apr. 2010 Einer der drei Reaktoren (ADE-2) diente auch zur Strom- und Fernwärmeversorgung.
Bhabha Indien 2 140 MW Juli 1960 Die beiden Reaktoren CIRUS und Dhruva (s. o.) sind offiziell als Forschungsreaktoren deklariert.
Dimona Israel 1 24 MW 1964 Wurde mit französischer Hilfe baugleich zum Reaktor G1 errichtet. Die israelische Regierung hat bislang weder bestätigt noch dementiert, dass es sich dabei um eine militärische Anlage zur Herstellung von Plutonium handelt.[34]
Jiuquan China 1 250 MW Okt. 1966 Der Reaktor wurde mit sowjetischer Hilfe errichtet.[35]
Nyŏngbyŏn Nordkorea 1 25 MW Aug. 1985 Der Experimental Power Reactor wurde ohne britische Unterstützung basierend auf den freigegebenen Bauplänen der Magnox-Reaktoren des Kernkraftwerks Calder Hall gebaut, er wurde auch zur Stromerzeugung (etwa 5 MWe) eingesetzt.[36]
Khushab Pakistan 1 50 MW Apr. 1998 Der Reaktor wurde unabhängig entwickelt, Saudi-Arabien finanzierte das Vorhaben mit (siehe Atomprogramm Saudi-Arabiens).[37]

Siehe auch[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Literatur[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Weblinks[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Einzelnachweise[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

  1. Nuclear Reactor Types. Institution of Engineering and Technology, Mai 2008, ehemals im Original (nicht mehr online verfügbar); abgerufen am 25. Dezember 2009.@1@2Vorlage:Toter Link/www.theiet.org (Seite nicht mehr abrufbar. Suche in Webarchiven)  Info: Der Link wurde automatisch als defekt markiert. Bitte prüfe den Link gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.
  2. Nuclear Power Reactors. World Nuclear Association, April 2009, archiviert vom Original (nicht mehr online verfügbar) am 12. Februar 2013; abgerufen am 26. Dezember 2009.  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/www.world-nuclear.org
  3. Nader M. A. Mohamed, Alya Badawi: Effect of DUPIC Cycle on CANDU Reactor Safety Parameters. In: Nuclear Engineering and Technology. Band 48, Nr. 5, Oktober 2016, S. 1109–1119, doi:10.1016/j.net.2016.03.010.
  4. Alex P. Meshik: Natürliche Kernreaktoren. In: Spektrum der Wissenschaft. Band 2006/06, 2006, S. 84–90 (spektrum.de).
  5. Magnox reactor. European Nuclear Society, abgerufen am 25. Dezember 2009.
  6. How North Korea Got a Seat at the Nuclear Table | K=1 Project. Abgerufen am 31. März 2023 (englisch).
  7. Michael R. Gordon and Laurence Norman: WSJ News Exclusive | North Korea Appears to Have Restarted Yongbyon Nuclear Reactor. Abgerufen am 31. März 2023 (amerikanisches Englisch).
  8. Mary Byrd Davis: Natural uranium graphite gas reactors (UNGG) (Memento des Originals vom 9. Dezember 2008 im Internet Archive)  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/www.francenuc.org, Nuclear France: Materials and Sites, WISE-Paris, 2002.
  9. Nader M. A. Mohamed, Alya Badawi: Effect of DUPIC Cycle on CANDU Reactor Safety Parameters. In: Nuclear Engineering and Technology. Band 48, Nr. 5, 1. Oktober 2016, S. 1109–1119, doi:10.1016/j.net.2016.03.010.
  10. CANDU Reactors. CANDU Owners Group Inc., archiviert vom Original (nicht mehr online verfügbar) am 25. Februar 2012; abgerufen am 25. Dezember 2009.  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/www.candu.org
  11. a b c Rodney W. Jones, Mark G. McDonough: Tracking Nuclear Proliferation: A Guide in Maps and Charts, 1998. Carnegie Endowment for International Peace, 1998, 6. India Map and Chart (web.archive.org [PDF; 116 kB; abgerufen am 27. September 2021]).
  12. Kernanlagen Stilllegung September 2009. (PDF) Bundesamt für Strahlenschutz, September 2009, ehemals im Original (nicht mehr online verfügbar); abgerufen am 25. Dezember 2009.@1@2Vorlage:Toter Link/www.bfs.de (Seite nicht mehr abrufbar. Suche in Webarchiven)  Info: Der Link wurde automatisch als defekt markiert. Bitte prüfe den Link gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.
  13. Enrico Fermi: The Development of the first chain reaction pile. In: Proceedings of the American Philosophy Society. Nr. 90, 1946, S. 20–24.
  14. Chicago Pile 2. Argonne National Laboratory, abgerufen am 28. Dezember 2009.
  15. Russia: Kurchatov Institute. Nuclear Threat Initiative, 8. Juli 2004, abgerufen am 28. Dezember 2009 (englisch).
  16. Harwell Achievements. Research Sites Restoration, archiviert vom Original (nicht mehr online verfügbar) am 17. Februar 2015; abgerufen am 28. Dezember 2009 (englisch).  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/www.research-sites.com
  17. BR1 - 50th Anniversary. SCK•CEN, archiviert vom Original (nicht mehr online verfügbar) am 13. März 2016; abgerufen am 28. Dezember 2009 (englisch).  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/www.sckcen.be
  18. a b Mary Byrd Davis: Provence-Alpes-Cote-d’Azur (Memento des Originals vom 6. Januar 2009 im Internet Archive)  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/www.francenuc.org, Nuclear France: Materials and Sites, WISE-Paris, 2002.
  19. Curtains for BEPO@1@2Vorlage:Toter Link/www.neimagazine.com (Seite nicht mehr abrufbar, festgestellt im Mai 2019. Suche in Webarchiven)  Info: Der Link wurde automatisch als defekt markiert. Bitte prüfe den Link gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis., Nuclear Engineering International, 20. Februar 2009.
  20. Werner Heisenberg: Über die Arbeiten zur technischen Ausnutzung der Atomkernenergie in Deutschland. In: Naturwissenschaften. Nr. 33, 1946, S. 325–329.
  21. ZEEP. Canadian Nuclear Association, 2008, archiviert vom Original (nicht mehr online verfügbar) am 13. März 2011; abgerufen am 25. Dezember 2009.  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/www.cna.ca
  22. National Research Experimental. Canadian Nuclear Association, 2008, abgerufen am 25. Dezember 2009.
  23. Mary Byrd Davis: Centre de Fontenay-aux-Roses (Memento vom 25. Februar 2013 im Internet Archive), Nuclear France: Materials and Sites, WISE-Paris, 2002.
  24. a b Mary Byrd Davis: Centre de Saclay (Memento vom 29. April 2007 im Internet Archive), Nuclear France: Materials and Sites, WISE-Paris, 2002.
  25. The development of Swedish nuclear power plants. (PDF) Vattenfall, 15. September 2009, abgerufen am 31. Dezember 2009 (englisch).
  26. National Research Universal. Canadian Nuclear Association, 2008, archiviert vom Original (nicht mehr online verfügbar) am 18. Oktober 2009; abgerufen am 25. Dezember 2009.  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/www.cna.ca
  27. AECL’s NRU Reactor. Atomic Energy of Canada
  28. Peter Hug: Atomenergie. In: Historisches Lexikon der Schweiz. 20. April 2011, abgerufen am 2. Juli 2019.
  29. Geschichte der Kernforschung. Informationskreis Kernenergie, archiviert vom Original (nicht mehr online verfügbar) am 28. Dezember 2009; abgerufen am 25. Dezember 2009.  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/www.kernenergie.de
  30. Fusao Nakayama: Japanese Experience with Shipment of Research Reactor Spent Fuel, IAEA/USA Interregional Training Course, 13.–24. Januar 1997.
  31. Chungshan, GlobalSecurity.org
  32. Hanford site history
  33. Mary Byrd Davis: Languedoc-Roussillon (Memento des Originals vom 17. Februar 2015 im Internet Archive)  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/www.francenuc.org, Nuclear France: Materials and Sites, WISE-Paris, 2002.
  34. Israel - Nuclear Weapons, GlobalSecurity.org
  35. David Wright, Lisbeth Gronlund: A History of China’s Plutonium Production. In: Science and Global Security. Nr. 11, 2003 (englisch, ucsusa.org [PDF; 239 kB]).
  36. Nuclear Power in Korea. World Nuclear Association, 16. Dezember 2009, archiviert vom Original (nicht mehr online verfügbar) am 11. Mai 2012; abgerufen am 26. Dezember 2009.  Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis.@1@2Vorlage:Webachiv/IABot/www.world-nuclear.org
  37. Pakistan’s Indigenous Nuclear Reactor Starts Up. Islamabad The Nation, 13. April 1998.