Forschungsreaktor

Forschungsreaktoren sind Kernreaktoren, die nicht der Stromerzeugung dienen, sondern Forschungszwecken (physikalischen, kern- und materialtechnischen Untersuchungen) und der Produktion von Radionukliden für Medizin und Technik. Es wird also nicht die Wärmeenergie, sondern die Neutronenstrahlung des Reaktors genutzt. Außerdem dienen Forschungsreaktoren zu Ausbildungs- und Entwicklungszwecken.

Verglichen mit den Reaktoren zur Energiegewinnung (Leistungsreaktoren) ist die Leistung eines Forschungsreaktors im Allgemeinen um Größenordnungen geringer, dementsprechend auch sein Bedarf an Kernbrennstoff und die erzeugte Menge an radioaktivem Abfall. Im Idealfall ist ein Forschungsreaktor zugleich Nullleistungsreaktor, da dadurch Kühlung und Abschirmung deutlich einfacher gestaltet werden können.

Von den Forschungsreaktoren zu unterscheiden sind:

• Versuchsreaktoren, die zur Entwicklung von Reaktorkonzepten und -technologien dienen,
• und Prototyp-Kernkraftwerke, mit denen die praktisch-wirtschaftliche Brauchbarkeit einer bestimmten Kernkraftwerkstechnologie (bspw. DFR Dounreay) demonstriert werden soll,
• Reaktoren für Antriebszwecke, z. B. U-Boote oder Flugzeugträger. Darunter befinden sich ebenfalls Versuchsreaktoren oder Prototypen, siehe auch Naval Reactors, dem Programm der U.S. Navy. Ähnliche Programme werden von der ehemaligen Sowjetunion bzw. Russland, der französischen Marine National und der britischen Royal Navy betrieben.
• Small Modular Reactors (SMR), davon sind die meisten zunächst Konzepte, Prototypen oder in der Entwicklungsphase.
• Versuchs-Fusionsreaktoren,
  • Magnetfusionsanlagen vom Stellerator-Typ (ab 1953^[1]) z. B. Wendelstein 7-X oder Tokamak-Typ z. B. ZETA, ASDEX Upgrade, JET, ITER,
  • Trägheitsfusionanlagen, z. B. NIF.

Die Funktionen sind allerdings nicht immer ganz voneinander zu trennen, und die Bezeichnungen werden nicht ganz einheitlich verwendet. Auch kommerzielle Kernkraftwerke haben in der Vergangenheit Aufgaben übernommen, die eher mit Forschungsreaktoren in Verbindung gebracht werden und tun das zum Teil auch heute noch. Umgekehrt waren „kommerzielle“ Kraftwerke wie Obninsk und Shippingport – trotz Einspeisung von Strom in öffentliche Netze – zuvorderst Prototypen der Forschung.

Geschichte

Forschungsreaktoren gehören seit Beginn der friedlichen Nutzung der Kernenergie zum Repertoire der Kerntechnik und sind grundlegende Anlagen für die Forschung und Entwicklung. Als ältester (Betriebslaufzeit) U.S. Forschungsreaktor gilt der Breazeale Nuclear Reactor^[2] des Radiation Science & Engineering Center (RSEC) der Pennsylvania State University, welcher am 8. Juli 1955 seine Betriebslizenz erhielte.^[3] Etwa um die gleiche Zeit (1955) wurde durch das Oak Ridge National Laboratory (ORNL) ein Schwimmbadreaktor für den Export umgerüstet und zu Demonstrationszwecken für die Genfer Atomkonferenz eingeflogen.^[4] Der Reaktor konnte von der breiten Öffentlichkeit besichtigt werden. Der Reaktor wurde schließlich von der Schweiz erworben und betrieben. In der DDR ging 1958 unter zu Hilfe der Sowjetunion am Zentralinstitut für Kernforschung (ZfK) der Rossendorfer Forschungsreaktor in Betrieb. Ebenfalls in den Jahren 1957/1958 wurden von der Bundesrepublik die ersten amerikanischen und englischen Forschungsreaktoren bezogen und betrieben, siehe weiter unten.

Stand der Technik

Forschungsreaktoren werden in einer speziellen Datenbank der IAEA, der Research Reactor Database (RRDB) erfasst. Die folgende Tabelle basiert auf aktuellen Kennzahlen. Die Webseite der RRDB bietet weitere Filtermöglichkeiten, z. B. nach Leistungsklasse "< 1 kW".^[5]

Die meisten Forschungsreaktoren sind in den USA und Russland verbaut, gefolgt von China, Indien und Argentinien.^[7]

Die hohe Zahl der Stilllegungen und Abschaltungen wird von der Nuclear Energy Agency bemängelt.^[8]

Weitere Details zu den drei übrigen deutschen Forschungsreaktoren wurden (Stand 2023) von der GRS zusammengetragen.^[6]

Typen

Es gibt unterschiedliche Typen von Forschungsreaktoren. Bei vielen Forschungsreaktoren ist der Reaktorkern von Wasser umgeben, das als Moderator für die Neutronen und zur Kühlung dient.^[7]

Materialtestreaktoren

Materialtestreaktoren (MTR) sind für die Untersuchung von Kernbrennstoffen und von Strahlenschäden in Strukturmaterialien durch schnelle Neutronen vorgesehen. Sie besitzen einen sehr kompakten Reaktorkern, um eine möglichst große Neutronenflussdichte zu erzielen.

Isotopenproduktionsreaktoren

Isotopenproduktionsreaktoren werden für die Erzeugung von radioaktiven Nukliden eingesetzt. Die zu erzeugenden Nuklide sind entweder Spaltprodukte oder entstehen durch Neutroneneinfang. Bei manchen Nukliden – zum Beispiel Molybdän-99 als Vorgänger von Technetium-99m – sind beide Wege möglich.^[9]

Kommerzielle Leistungsreaktoren sind oft nicht oder nur begrenzt in der Lage, medizinische oder industrielle Radionuklide zu erzeugen, da bei den heute verbreiteten Leichtwasserreaktoren ein Austausch der Brennelemente das komplette Herunterfahren des Reaktors inklusive anschließender Abkühl- und Abklingphase erfordert. („Cold Shutdown“). Zwar ist es teilweise möglich, einzelne Gegenstände bei laufendem Betrieb zur Bestrahlung mit Neutronenstrahlung in den Reaktorkern hinein und wieder hinaus zu befördern, jedoch sind nur Reaktoren, die zum online refueling in der Lage sind, in dieser Hinsicht vollständig flexibel.

Eine wichtige Ausnahme sind Reaktoren vom Typ CANDU, welche mit unangereichterm Uran betrieben werden können. Diese Reaktoren sind vollumfänglich dazu in der Lage Brennelemente und auch Steuerstäbe bei laufendem Betrieb auszutauschen und nutzen diese Eigenschaft zur Erzeugung von Kobalt-60, einem wichtigen „Desinfektionsmittel“ auf Basis von Gammastrahlung. Hierbei werden einige Kontrollstäbe durch Kobalt ersetzt und nach Bestrahlung mit Neutronen wieder aus dem Reaktor entnommen.^[10] Dabei wurde aus stabilem Kobalt-59 das betazerfallende Kobalt-60. Die Gammastrahlung, welche der Zerfall von Kobalt-60 freisetzt wird verwendet, um Einweg-Medizinprodukte zu sterilisieren, welche eine Behandlung im Autoklav nicht „überleben“. Etwa 40 % der weltweit verwendeten Einweg-Medizinprodukte werden mit Kobalt-60 aus CANDU-Reaktoren sterilisiert.^[11][10] Der Hauptzweck der CANDU-Reaktoren ist jedoch die Erzeugung elektrischer Energie.

Sensu lato sind auch Teilchenbeschleuniger teilweise „Isotopenproduktionsreaktoren“ insofern, als in ihnen eine Kernreaktion stattfindet, die dem Erzeugen spezifischer industriell oder medizinisch nutzbarer Isotope dient. Dies hat jedoch mit Kernspaltung oder Kettenreaktion zumeist nichts zu tun und fällt daher nicht unter die übliche Alltagsdefinition des Begriffs „Kernreaktor“. Die Produktion einiger Nuklide ist in Kernspaltungsreaktoren nicht oder nur sehr schwer möglich, wohingegen die Produktion anderer Nuklide in Teilchenbeschleunigern nicht oder nur sehr schwer möglich ist. Dazu kommen wirtschaftliche Erwägungen bzgl. Bau- und Betriebskosten und die oft höhere gesellschaftliche Akzeptanz von Teilchenbeschleunigern als von Kernreaktoren sensu stricto.

Als Faustregel kann gelten, dass die Erzeugung von Neutronenreichen Isotopen zumeist mittels Kernspaltung oder Neutronenstrahlung einfacher ist (und Kernspaltung ist wiederum eine exzellente Quelle starker Neutronenstrahlung), wohingegen die Produktion von Neutronenarmen Isotopen oft in Teilchenbeschleunigern einfacher möglich ist. Neutronenreiche Isotope zerfallen bevorzugt durch Beta-minus-Zerfall, wohingegen Neutronenarme Isotope tendenziell eher durch Elektroneneinfang oder Positron-Emission zerfallen. Alphastrahler sind zumeist schwere Kerne, die in Kernspaltungsreaktoren recht einfach durch Neutroneneinfang erzeugt werden können.

Strahlrohrreaktoren

Bei den Strahlrohrreaktoren werden normalerweise die im Reaktor erzeugten langsamen Neutronen über Strahlrohre in eine Experimentierhalle geleitet, um dort z. B. Materialproben durch Neutronenstreuung zu untersuchen. Zwei der leistungsfähigsten Anlagen dieser Art stellen der 58 MW-Hochflussreaktor RHF des internationalen Institut Laue-Langevin (ILL) in Grenoble sowie der 20 MW-Hochflussreaktor FRM II der TUM dar.

Unterrichtsreaktoren

Unterrichtsreaktoren dienen Ausbildungszwecken und befinden sich meist an Hochschulen. Sie besitzen nur eine sehr geringe Leistung. In Deutschland sind noch neun Unterrichtsreaktoren in Betrieb, davon sieben vom Typ SUR (Siemens-Unterrichtsreaktor) mit einer Leistung von 0,1 Watt.

TRIGA-Reaktoren

Der TRIGA-Reaktor (TRIGA = „Training, Research, Isotope Production, General Atomics“) ist ein spezieller, von der US-amerikanischen Firma General Atomics entwickelter Forschungsreaktortyp. Es handelt sich um einen Schwimmbadreaktor, der sich durch inhärente Sicherheit auszeichnet. Inhärent bedeutet, dass die Sicherheit durch Naturgesetze, nicht durch technische Maßnahmen, die man überbrücken könnte, gewährleistet wird. Er wird für Ausbildung, Forschung und Radionuklidproduktion eingesetzt. Weltweit sind mehr als 50 TRIGA-Reaktoren in Betrieb.

Forschungsreaktoren im Ausland (Auswahl)

Hinweis: Die folgende Liste erhebt keinen Anspruch auf Vollständigkeit, sondern gibt nur ein "Lagebilde" über die bekannte Reaktoren oder deren Forschungseinrichtungen.

Frankreich

• Forschungsreaktor Phébus in Frankreich, zur Erforschung von Kernschmelzen
• Nullleistungsreaktoren für Forschung und Entwicklung: EOLE, MINERVE and MASURCA^[12]
• ZOÉ, 1. Französischer Reaktor (historisch)
• Die Reaktoren des CEA, z. B. Orphée (Stilllegung 2019^[13]), Osiris (Stilllegung 2015; Nachfolger ist der MTR Jules Horowitz Reaktor)
• Der Höchstflussreaktor (HFR) des Institut Laue-Langevin

Japan

• Der Nullleistungsreaktor The University Teaching and Research Reactor of Kindai University (UTR-KINKI)
• Der High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR),^[14] seit 1998 und betrieben von der Japan Atomic Energy Agency

Korea

• Kijang Research Reactor (KJRR)^[15] (Baubeginn 2023)

Schweiz

• Die (teils stillgelegten) Anlagen am PSI und der ETH Lausanne.^[16]

Sowjetunion / Russland

Verschiedene Forschungsreaktoren (Teil des Forschungsinstituts JSC “SSC RIAR”), z. B.:

• BR-5 und BOR-60 (Vorgänger^[17] der BN-Reaktoren)
• MIR, SM, VK-50, RBT-6 and RBT-10/2^[18]
• Verschiedene Reaktoren des Kurtschatow-Institut

Ukraine

• WWR-M^[19]
• IR-100

UK

• Die ehem. 14 Reaktoren^[20] von Harwell^[21] (Atomic Energy Research Establishment)
• Der Universities' Research Reactor^[22], bis ca. 1991

USA

• Verschiedene Reaktoren des Argonne National Laboratory^[23]
• Die Brookhaven National Laboratory Reaktoren, BGRR, HFBR und BMRR^[24]
• Advanced Test Reactor (ATR) des Idaho National Laboratory^[25]
• BORAX-Experimente mit Forschungsreaktoren in den USA (historisch)
• CPs (historisch)
• MITR-I (Betriebszeitraum 1958–1973), danach Weiterentwicklung zu MITR-II mit Betriebsgenehmigung ab 2010^[26] des Massachusetts Institute of Technology
• Die 13 Reaktoren des Oak Ridge National Laboratory^[27]
• Die Reaktoren des Nuclear Engineering & Science Center (NESC) der Texas A&M University (seit 1959)^[28]
• Versatile Test Reactor (VTR)^[29][30]

Forschungsreaktoren in Deutschland

In Betrieb

Nach Angaben des Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung (BASE) sind in Deutschland sechs Forschungsreaktoren in Betrieb^[31], darunter:

• Forschungsreaktor München II (Technische Universität München, Garching; Leistung: 20 MW, Inbetriebnahme 2004)
• Forschungsreaktor Mainz (TRIGA-Reaktor der Universität Mainz, Institut für Kernchemie; Leistung im Dauerbetrieb: 0,10 MW, kurzzeitige Spitzenleistung für 0,03 s: 250 MW; Inbetriebnahme 1965)

Stillgelegt bzw. abgebaut

Folgende Forschungsreaktoren mit einer thermischen Dauerleistung von über 50 kW sind stillgelegt und z. T. abgebaut:

• Forschungsreaktor 2 (Forschungszentrum Karlsruhe; Leistung: 44 MW, Betrieb 1961–1981)
• Forschungsreaktor Hannover (Medizinische Hochschule Hannover; Leistung: 0,25 MW, Betrieb 1973–1997)
• Forschungsreaktor MERLIN (Forschungszentrum Jülich; Leistung: 10 MW, Betrieb 1962–1985)
• Forschungsreaktor DIDO (Forschungszentrum Jülich; Leistung: 23 MW, Betrieb 1962–2006)
• Forschungsreaktor Geesthacht-1 (GKSS-Forschungszentrum Geesthacht; Leistung: 5 MW, Betrieb 1958–2010)
• Forschungsreaktor Geesthacht-2 (GKSS-Forschungszentrum, Geesthacht; Leistung: 15 MW, Betrieb 1963–1993)
• Forschungsreaktor München (Technische Universität München, Garching; Leistung: 4 MW, Betrieb 1957–2000), durch Forschungsreaktor München II ersetzt
• Forschungs- und Messreaktor Braunschweig (Physikalisch-Technische Bundesanstalt, Braunschweig; Leistung: 1 MW, Betrieb 1967–1995)
• Forschungsreaktor Neuherberg (Gesellschaft für Strahlenforschung, Oberschleißheim (Neuherberg); Leistung: 1 MW, Betrieb 1972–1982)
• Forschungsreaktor TRIGA Heidelberg I (Deutsches Krebsforschungszentrum, Heidelberg; Leistung: 0,25 MW, Betrieb 1966–1977)
• Forschungsreaktor TRIGA Heidelberg II (Deutsches Krebsforschungszentrum, Heidelberg; Leistung: 0,25 MW, Betrieb 1978–1999)
• Rossendorfer Forschungsreaktor (Zentralinstitut für Kernforschung (ZfK); Leistung: 10 MW, Betrieb 1957–1991)
• Berliner Experimentier-Reaktor II, Helmholtz-Zentrum Berlin für Materialien und Energie (bis 2008 Hahn-Meitner-Institut Berlin; Leistung: 10 MW, Betrieb 1973–2019)^[32]

Keine Betriebserlaubnis

Der folgende Forschungsreaktor erhielt keine Betriebsgenehmigung:

• Forschungsreaktor Frankfurt-2 (Universität Frankfurt, Frankfurt am Main; Leistung 1 MW, gebaut 1973–1977)

Daneben wurden während des Zweiten Weltkriegs im deutschen Uranprojekt eine Reihe von Versuchsreaktoren konstruiert, die jedoch allesamt nicht kritisch wurden. Der letzte dieser Versuche war der Forschungsreaktor Haigerloch, ein Schwerwasserreaktor, der von Forschern des Kaiser-Wilhelm-Institut für Physik im März/April 1945 in einem Felsenkeller im hohenzollerischen Haigerloch aufgebaut wurde.

Literatur (Auswahl)

Fachartikel

• Brian Dodd, Thomas J Dolan, Michele Laraia, Iain Ritchie: Perspectives on research reactor utilization. In: Physica B: Condensed Matter. Band 311, Nr. 1–2, Januar 2002, S. 50–55, doi:10.1016/S0921-4526(01)01055-9 (englisch). 

Fachbücher, Kapitel und Andere

• Gilles Bignan, Philippe Fougeras, Patrick Blaise, Jean-Pascal Hudelot, Frédéric Mellier: Reactor Physics Experiments on Zero Power Reactors. In: Dan Gabriel Cacuci (Hrsg.): Handbook of Nuclear Engineering. Springer US, Boston, MA 2010, ISBN 978-0-387-98130-7, S. 2053–2184, doi:10.1007/978-0-387-98149-9_18 (englisch). 
• Ehud Greenspan (Hrsg.): Research Reactors (= Encyclopedia of Nuclear Energy. Band 4, Nr. 11). Elsevier, Amsterdam 2021, ISBN 978-0-12-819732-5 (englisch). 
• IAEA: Applications of Research Reactors. IAEA, 2014, ISBN 978-92-0-145010-4 (englisch, iaea.org). 
• IAEA: History, Development and Future of TRIGA Research Reactors (= Technical Reports Series. Band 482). IAEA, Vienna 2016, ISBN 978-92-0-102016-1 (englisch, iaea.org). 
• Mihály Makai, János Végh: Reactor Core Monitoring (= Lecture Notes in Energy. Band 58). Springer International Publishing, Cham 2017, ISBN 978-3-319-54575-2, doi:10.1007/978-3-319-54576-9 (englisch). 
• Jean Couturier, Hassan Abou Yéhia, Emmanuel Grolleau: Elements of nuclear safety – Research reactors (= Collection sciences et techniques). EDP sciences, Les Ulis 2019, ISBN 978-2-7598-2356-7 (englisch, edp-open.org – Open Access). 
• Genichiro Wakabayashi, Takahiro Yamada, Tomohiro Endo, Cheol Ho Pyeon: Introduction to Nuclear Reactor Experiments. Springer Nature Singapore, Singapore 2023, ISBN 978-981-19-6588-3, doi:10.1007/978-981-19-6589-0 (englisch). 

Historisch

• Clifford K. Beck (Hrsg.): Nuclear Reactors for Research (= James G. Beckerley [Hrsg.]: Geneva Series on the Peaceful Uses of Atomic Energy). D. Van Nostrand, Princeton, NJ 1957 (englisch, archive.org). 
• T E Cole, A M Weinberg: Technology of Research Reactors. In: Annual Review of Nuclear Science. Band 12, Nr. 1, Dezember 1962, S. 221–242, doi:10.1146/annurev.ns.12.120162.001253 (englisch). 
• Wolfgang Cartellieri, Alexander Hocker, Albrecht Weber (Hrsg.): Taschenbuch für Atomfragen 1964. Festland Verlag, Bonn 1964 (Die Tabelle "Forschungs-, Unterrichts-, Prüf-, und Meßreaktoren in der BRD einschließlich Berlin (West)" hat alle Kenndaten zu allen Reaktoren). 

Siehe auch

• Liste der Kernreaktoren in der Schweiz
• Liste der Forschungsreaktoren in Österreich
• Liste kerntechnischer Anlagen (Forschungsreaktoren) (die Liste der Kernkraftwerke enthält keine Forschungsreaktoren)
• Liste der Kernreaktoren in Deutschland

Weblinks

Wiktionary: Forschungsreaktor – Bedeutungserklärungen, Wortherkunft, Synonyme, Übersetzungen

• Research Reactors in the World (RRDB) - Forschungsreaktor-Datenbank der IAEO
• TRIGA-Reaktoren, Link des Herstellers General Atomic

Einzelnachweise

1. ↑ Timeline. In: Princeton Plasma Physics Laboratory. Department of Energy, abgerufen am 28. Juni 2023 (englisch). 
2. ↑ Penn State Engineering: Penn State Breazeale Reactor. In: Radiation Science & Engineering Center (RSEC). PennState College of Engineering, abgerufen am 28. August 2023 (englisch). 
3. ↑ Penn State Engineering: About. In: Radiation Science & Engineering Center (RSEC). PennState College of Engineering, abgerufen am 28. August 2023. 
4. ↑ A swimming pool reactor in Geneva | ORNL. ORNL, abgerufen am 28. August 2023 (englisch). 
5. ↑ Research Reactor Database (RRDB). IAEA, abgerufen am 12. Juni 2023 (englisch). 
6. ↑ ^{a b} Forschungsreaktoren in Deutschland: Diese Reaktoren dürfen in Deutschland auch nach 2023 weiter betrieben werden | GRS gGmbH. Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit, 24. Juli 2023, abgerufen am 5. August 2023. 
7. ↑ ^{a b} Nuclear Research Reactors - World Nuclear Association. World Nuclear Association, Juni 2021, abgerufen am 12. Juni 2023 (englisch). 
8. ↑ The demise of zero power reactors: From concern to action. Abgerufen am 12. Juni 2023 (englisch). 
9. ↑ Digirad: Technetium-99m Availability: Production and Industry Update. 19. Dezember 2019, abgerufen am 16. Mai 2023 (amerikanisches Englisch). 
10. ↑ ^{a b} Nordion, Bruce Power and Cameco work together to provide reliable supply of Cobalt-60. In: Nordion. 23. November 2017, abgerufen am 16. Mai 2023 (amerikanisches Englisch). 
11. ↑ Canadian Nuclear Safety Commission: Radioactive Sources Safely Used in Canada for the Benefit of all Canadians. 3. Februar 2014, abgerufen am 16. Mai 2023 (englisch). 
12. ↑ Gilles Bignan, Philippe Fougeras, Patrick Blaise, Jean-Pascal Hudelot, Frédéric Mellier: Reactor Physics Experiments on Zero Power Reactors. In: Handbook of Nuclear Engineering. Springer US, Boston, MA 2010, ISBN 978-0-387-98130-7, S. 2053–2184, doi:10.1007/978-0-387-98149-9_18 (englisch, springer.com [abgerufen am 16. Mai 2023]). 
13. ↑ A. Menelle: Final shutdown of the Orphée reactor in Saclay on tuesday October 29th. 29. Oktober 2019, abgerufen am 8. Juni 2023 (englisch). 
14. ↑ Outline of High Temperature Engineering Test Reactor. Japan Atomic Energy Agency, abgerufen am 16. Juni 2023 (englisch). 
15. ↑ Construction of Kijang Research Reactor(KJRR) Starts < KAERI News < News & Information - 한국원자력연구원 대표 홈페이지(영문). 8. Mai 2023, abgerufen am 17. Mai 2023 (englisch). 
16. ↑ Forschungsreaktoren » ENSI. Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat, 16. Dezember 2021, abgerufen am 5. Juni 2023 (deutsch). 
17. ↑ A Summary of the Operation of Experimental Fast Reactors. In: Atomic Energy. Band 91, Nr. 5, 2001, S. 906–906, doi:10.1023/A:1017472306541 (springer.com [abgerufen am 24. Mai 2023]). 
18. ↑ Research Reactors Complex. Reactor Materials Testing Complex | www.niiar.ru. RIAR, abgerufen am 24. Mai 2023 (englisch). 
19. ↑ INSC of Ukraine : Research Reactors. 28. Februar 2001, abgerufen am 16. Mai 2023 (englisch). 
20. ↑ Site Stakeholder Groups. Magnox Ltd (Nuclear Decommissioning Authority), abgerufen am 23. Mai 2023 (britisches Englisch). 
21. ↑ Magnox Ltd (Nuclear Decommissioning Authority): Harwell celebrates 75 years. Gov.uk, 25. August 2021, abgerufen am 23. Mai 2023 (englisch). 
22. ↑ H Bridge: Universities' Research Reactor, Risley. In: Physics Bulletin. Band 16, Nr. 10, Oktober 1965, ISSN 0031-9112, S. 411–411, doi:10.1088/0031-9112/16/10/005 (englisch, iop.org [abgerufen am 17. Juli 2023]). 
23. ↑ Basic and Applied Science Research Reactors - Reactors designed/built by Argonne National Laboratory. ANL, abgerufen am 25. Mai 2023 (englisch). 
24. ↑ BNL | Our History: Reactors as Research Tools. Brookhaven National Laboratory, abgerufen am 25. Mai 2023 (englisch). 
25. ↑ Advanced Test Reactor overhaul complete; system testing underway to resume normal operations. In: INL. Abgerufen am 17. Mai 2023 (amerikanisches Englisch). 
26. ↑ Reactor | MIT Nuclear Reactor Laboratory. In: MIT NRL. MIT, 2023, abgerufen am 22. Mai 2023 (englisch). 
27. ↑ Murray Wilford Rosenthal: An Account of Oak Ridge National Laboratory's Thirteen Research Reactors. ORNL/TM-2009/181. Oak Ridge National Lab. (ORNL), Oak Ridge, TN (United States). High Flux Isotope Reactor (HFIR), 1. August 2009, doi:10.2172/970897 (englisch, osti.gov [abgerufen am 16. Mai 2023]). 
28. ↑ Nuclear Engineering & Science Center – Texas A&M Engineering Experiment Station. In: Texas A&M Engineering Experiment Station. Texas A&M University, abgerufen am 6. August 2023 (englisch). 
29. ↑ Versatile Test Reactor (VTR) - Advanced Nuclear Systems. Abgerufen am 24. Mai 2023 (amerikanisches Englisch). 
30. ↑ Jordi Roglans-Ribas, Kemal Pasamehmetoglu, Thomas J. O’Connor: The Versatile Test Reactor Project: Mission, Requirements, and Description. In: Nuclear Science and Engineering. Band 196, sup1, 6. Oktober 2022, ISSN 0029-5639, S. 1–10, doi:10.1080/00295639.2022.2035183 (englisch, tandfonline.com [abgerufen am 24. Mai 2023]). 
31. ↑ Forschungsreaktoren. Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung, 20. Dezember 2020, abgerufen am 20. April 2023. 
32. ↑ Helmholtz-Zentrum Berlin für Materialien und Energie: BER II Rückbau. Abgerufen am 16. Mai 2023 (deutsch).