stringtranslate.com

ВВЭР

Водо -водяной энергетический реактор ( ВВЭР ), [1] или ВВЭР (от русского : водо-водяной энергетический реактор ; транслитерируется как водо-водяной энергетический реактор ; водо-водяной энергетический реактор ) представляет собой серию проектов водо-водяных реакторов, первоначально разработанных в Советский Союз , а теперь Россия , ОКБ Гидропресс . [2] Идею такого реактора предложил в Курчатовском институте Савелий Моисеевич Фейнберг . ВВЭР были первоначально разработаны до 1970-х годов и постоянно обновлялись. В результате название ВВЭР ассоциируется с широким спектром конструкций реакторов, от реакторов поколения I до современных конструкций реакторов поколения III+ . Выходная мощность варьируется от 70 до 1300 МВт , в разработке находятся проекты мощностью до 1700 МВт. [3] [4] Первый прототип ВВЭР-210 был построен на Нововоронежской АЭС .

Электростанции с ВВЭР в основном установлены в России, а также в Украине, Белоруссии, Армении, Китае, Чехии, Финляндии, Венгрии, Словакии, Болгарии, Индии и Иране. Страны, которые планируют ввести реакторы ВВЭР, включают Бангладеш, Египет, Иорданию и Турцию. Германия остановила свои реакторы ВВЭР в 1989-90 годах [5] и отказалась от строящихся реакторов.

История

Самые ранние ВВЭР были построены до 1970 года. Наиболее распространенной конструкцией был ВВЭР-440 модели V230, вырабатывавший электрическую мощность 440 МВт . В V230 используется шесть контуров теплоносителя первого контура с горизонтальным парогенератором в каждом . Модифицированная версия ВВЭР-440, модель В213, была продуктом первых норм ядерной безопасности , принятых советскими конструкторами. Эта модель включает в себя дополнительные системы аварийного охлаждения активной зоны и вспомогательной питательной воды , а также модернизированные системы локализации аварии. [6]

Более крупный ВВЭР-1000 был разработан после 1975 года и представляет собой четырехконтурную систему, размещенную в конструкции защитной оболочки с системой распылительного парового пожаротушения ( системой аварийного охлаждения активной зоны ). Проекты реакторов ВВЭР были разработаны с учетом систем автоматического управления, пассивной безопасности и защитной оболочки, аналогичных западным реакторам III поколения .

ВВЭР-1200 — это версия, предлагаемая в настоящее время для строительства, представляющая собой развитие ВВЭР-1000 с увеличенной выходной мощностью примерно до 1200 МВт (полная) и обеспечивающей дополнительные функции пассивной безопасности. [7]

В 2012 году «Росатом» заявил, что в будущем намерен сертифицировать ВВЭР в регулирующих органах Великобритании и США, однако вряд ли будет подавать заявку на получение британской лицензии до 2015 года. [8] [9]

Строительство первого энергоблока ВВЭР-1300 (ВВЭР-ТОИ) мощностью 1300 МВт начато в 2018 году. [4]

Дизайн

ВВЭР-1000 (или ВВЭР-1000 как прямая транслитерация русского ВВЭР-1000), российский ядерный энергетический реактор мощностью 1000 МВт типа PWR.
1: приводы регулирующих стержней
2: крышка реактора [10] или головка корпуса [11]
3: корпус реактора
4: входное и выходное патрубки
5: корпус активной зоны реактора или кожух активной зоны
6: активная зона реактора
7: топливные стержни
Расположение шестиугольных ТВС по сравнению с конструкцией Westinghouse PWR. Обратите внимание, что в этом шестиугольном устройстве имеется 163 сборки, а в устройстве Вестингауза — 193.

Российская аббревиатура ВВЭР расшифровывается как «водо-водяной энергетический реактор» (т.е. водо-водяной энергетический реактор). Конструкция представляет собой тип реактора с водой под давлением (PWR). Основными отличительными особенностями ВВЭР [3] по сравнению с другими реакторами PWR являются:

Реакторный зал ВВЭР-440 АЭС Моховце

Топливные стержни реактора полностью погружены в воду с давлением (12,5/15,7/16,2) МПа (1812/2277/2349 фунтов на квадратный дюйм) соответственно, чтобы она не кипела при нормальной температуре (от 220 до более 320 °C). [от 428 до >608°F]) рабочие температуры. Вода в реакторе служит одновременно теплоносителем и замедлителем, что является важным фактором безопасности . В случае сбоя циркуляции теплоносителя эффект замедления нейтронов водой уменьшается из-за повышенного тепла, которое создает пузырьки пара, которые не замедляют нейтроны, тем самым снижая интенсивность реакции и компенсируя потерю охлаждения , состояние, известное как отрицательный коэффициент пустотности . Более поздние версии реакторов заключены в массивные стальные реакторные сосуды под давлением. Топливо представляет собой низкообогащенный (около 2,4–4,4% 235 U) диоксид урана (UO 2 ) или его эквивалент, спрессованный в таблетки и собранный в топливные стержни.

Реактивность контролируется стержнями управления , которые можно вставлять в реактор сверху. Эти стержни изготовлены из материала, поглощающего нейтроны , и в зависимости от глубины введения препятствуют цепной реакции . В случае возникновения аварийной ситуации остановку реактора можно осуществить путем полного ввода стержней СУЗ в активную зону.

Первичные контуры охлаждения

Схема четырех первых контуров охлаждения и КД ВВЭР-1000.
Строительство корпуса реактора ВВЭР-1000 на Атоммаше .

Как указано выше, вода в первичных контурах поддерживается под постоянным повышенным давлением во избежание ее закипания. Поскольку вода передает все тепло от активной зоны и облучается, целостность этого контура имеет решающее значение. Можно выделить четыре основных компонента:

  1. Корпус реактора: вода течет через топливные сборки, которые нагреваются в результате цепной ядерной реакции.
  2. Компенсатор объема (компенсатор давления): чтобы поддерживать воду под постоянным, но контролируемым давлением, компенсатор объема регулирует давление, контролируя равновесие между насыщенным паром и водой с помощью электрического нагрева и предохранительных клапанов.
  3. Парогенератор: в парогенераторе тепло воды первого контура используется для кипячения воды во втором контуре.
  4. Насос: насос обеспечивает правильную циркуляцию воды в контуре.

Для обеспечения непрерывного охлаждения активной зоны реактора в аварийных ситуациях основное охлаждение спроектировано с резервированием .

Вторичная цепь и электрический выход

Вторичный контур также состоит из разных подсистем:

  1. Парогенератор: вторичная вода кипятится, забирая тепло из первичного контура. Перед поступлением в турбину оставшуюся воду отделяют от пара, так что пар становится сухим.
  2. Турбина: расширяющийся пар приводит в движение турбину, которая соединяется с электрическим генератором. Турбина разделена на секции высокого и низкого давления. Для повышения эффективности пар нагревается между этими секциями. Реакторы типа ВВЭР-1000 выдают 1 ГВт электрической мощности.
  3. Конденсатор: пар охлаждается и конденсируется, отдавая отходящее тепло в контур охлаждения.
  4. Деаэратор: удаляет газы из теплоносителя.
  5. Насос: каждый циркуляционный насос приводится в движение собственной небольшой паровой турбиной.

Для повышения эффективности процесса пар из турбины используется для подогрева теплоносителя во втором контуре перед деаэратором и парогенератором. Вода в этом контуре не должна быть радиоактивной.

Третичный контур охлаждения и централизованное отопление

Третичный контур охлаждения представляет собой открытый контур, отводящий воду из внешнего резервуара, такого как озеро или река. Испарительные градирни, бассейны-охладители или пруды передают отходящее тепло из контура генерации в окружающую среду.

В большинстве ВВЭР это тепло также может быть использовано для отопления жилых и промышленных помещений. Действующими примерами таких систем являются АЭС Богунице ( Словакия ), обеспечивающая теплом города Трнава [12] (12 километров [7,5 миль]), Леопольдов (9,5 километров [5,9 миль]) и Глоговец (13 километров [8,1 миль]). ] далеко), а АЭС Темелин ( Чехия ) снабжает теплом Тын-над-Влтавой, на расстоянии 5 километров (3,1 мили). Планируется поставлять тепло от АЭС «Дукованы» в Брно (второй по величине город Чехии), покрывая две трети его потребностей в тепле. [13]

Барьеры безопасности

Два энергоблока ВВЭР-440 в Ловиисе ( Финляндия) имеют защитную оболочку, соответствующую западным стандартам безопасности.

Типичной конструктивной особенностью ядерных реакторов являются многослойные барьеры безопасности, предотвращающие утечку радиоактивного материала. Реакторы ВВЭР имеют три слоя:

  1. Топливные стержни: герметичная оболочка из циркониевого сплава (Циркалой) вокруг керамических топливных таблеток, спеченных из оксида урана, обеспечивает барьер, устойчивый к нагреву и высокому давлению.
  2. Стенка корпуса реактора: массивная стальная оболочка герметично заключает всю топливную сборку и теплоноситель первого контура .
  3. Здание реактора: бетонное здание защитной оболочки , охватывающее весь первый контур, достаточно прочное, чтобы выдержать скачок давления, который может вызвать нарушение целостности первого контура.

По сравнению с реакторами РБМК – типа, участвовавшего в чернобыльской катастрофе – ВВЭР использует более безопасную конструкцию, поскольку теплоноситель также является замедлителем и по своей конструкции имеет отрицательный коэффициент пустотности, как и все PWR. Он лишен графитового замедлителя РБМК риска повышенной реактивности и больших переходных режимов мощности в случае аварии с потерей теплоносителя. Реакторы РБМК также были построены без защитных конструкций из-за их стоимости из-за их размера; активная зона ВВЭР значительно меньше. [14]

Версии

ВВЭР-440

Одна из самых ранних версий типа ВВЭР, ВВЭР-440, имела определенные проблемы с конструкцией защитной оболочки . Как это было в начале с моделями V-230 и более ранними, которые не были сконструированы так, чтобы противостоять большому проектному разрыву трубы, производитель добавил в новую модель V-213 так называемую башню пузырькового конденсатора , которая – с ее дополнительным объемом и количество слоев воды – имеет целью подавить силу быстро выходящего пара без возникновения утечки из защитной оболочки. Как следствие, все страны-члены, имеющие АЭС конструкции ВВЭР-440, В-230 и старше, были вынуждены политиками Евросоюза закрыть их навсегда. Из-за этого на Богуницкой АЭС пришлось закрыть два реактора, а на Козлодуйской АЭС – четыре. В то время как в случае с АЭС Грайфсвальд немецкий регулирующий орган уже принял такое же решение после падения Берлинской стены .

ВВЭР-1000

БЩУ ВВЭР-1000 в 2009 году, энергоблок №5 Козлодуй

Первоначально проект ВВЭР был рассчитан на эксплуатацию в течение 35 лет. После этого был признан необходимым капитальный ремонт среднего срока службы, включающий полную замену критически важных деталей, таких как топливные каналы и каналы стержней управления. [15] Поскольку для реакторов РБМК предусмотрена программа капитальной замены через 35 лет, проектировщики первоначально решили, что это необходимо сделать и с реакторами типа ВВЭР, хотя они имеют более надежную конструкцию, чем реакторы типа РБМК. Большинство российских АЭС с ВВЭР уже достигли 35-летнего рубежа. Более поздние проектные исследования позволили продлить срок службы до 50 лет при замене оборудования. Новые ВВЭР будут иметь маркировку увеличенного срока службы.

В 2010 году самый старый ВВЭР-1000 в Нововоронеже был остановлен на модернизацию с целью продления срока его эксплуатации еще на 20 лет; первый, подвергшийся такому продлению срока эксплуатации. Работы включают модернизацию систем управления, защиты и противоаварийной защиты, а также совершенствование систем охраны и радиационной безопасности. [16]

В 2018 году Росатом объявил, что разработал технологию термического отжига корпусов реакторов , которая уменьшает радиационные повреждения и продлевает срок службы на 15–30 лет. Это было продемонстрировано на первом энергоблоке Балаковской АЭС . [17]

ВВЭР-1200

ВВЭР-1200 (или АЭС-2006, или АЭС-2006) [7] представляет собой развитие ВВЭР-1000, предлагаемого для внутреннего и экспортного использования. [18] [19] Конструкция реактора была усовершенствована с целью оптимизации топливной эффективности. Технические характеристики включают стоимость строительства в одночасье в размере 1200 долларов США за кВт , запланированное время строительства 54 месяца, расчетный срок службы 60 лет при коэффициенте мощности 90% и потребность примерно на 35% меньше эксплуатационного персонала, чем у ВВЭР-1000. ВВЭР-1200 имеет общий и чистый тепловой КПД 37,5% и 34,8%. ВВЭР-1200 будет производить 1198 МВт электроэнергии. [20] [21]

Первые два энергоблока построены на Ленинградской АЭС-2 и Нововоронежской АЭС-2 . Планируются и строятся новые реакторы с ВВЭР-1200/491 [22], подобные проекту Ленинград-2 ( Калининградская и Нижегородская АЭС). Тип ВВЭР-1200/392М [23] , установленный на Нововоронежской АЭС-2, также выбран для Северской, Центральной и Южно-Уральской АЭС. Стандартная версия была разработана как ВВЭР-1200/513 на основе проекта ВВЭР-ТОИ (ВВЭР-1300/510).

В июле 2012 года был согласован контракт на строительство двух АЭС-2006 в Беларуси в Островце , а также о предоставлении Россией кредита в размере 10 миллиардов долларов для покрытия стоимости проекта. [24] АЭС-2006 подается на строительство атомной электростанции Ханхикиви в Финляндии. [25] Контракт на поставку завода был подписан в 2013 году, но расторгнут в 2022 году, главным образом из-за вторжения России в Украину. [26]

С 2015 по 2017 год Египет и Россия заключили соглашение о строительстве четырёх энергоблоков ВВЭР-1200 на АЭС Эль-Дабаа . [27]

30 ноября 2017 года состоялась заливка бетона основания ядерного острова первого из двух энергоблоков ВВЭР-1200/523 на АЭС « Руппур» в Бангладеш . Электростанцией будет атомная электростанция мощностью 2,4 ГВт в Бангладеш. Два энергоблока мощностью 2,4 ГВт планируется ввести в эксплуатацию в 2023 и 2024 годах [28].

7 марта 2019 года Китайская национальная ядерная корпорация и «Атомстройэкспорт» подписали детальный контракт на строительство четырех реакторов ВВЭР-1200 , по два на Тяньваньской АЭС и АЭС Сюйдабао . Строительство начнется в мае 2021 года, а коммерческая эксплуатация всех энергоблоков ожидается в период с 2026 по 2028 год. [29]

С 2020 года будет опробован 18-месячный цикл заправки, что приведет к улучшению коэффициента использования мощностей по сравнению с предыдущим 12-месячным циклом. [30]

Функции безопасности

Ядерная часть станции размещена в одном здании, выполняющем функции защитной оболочки и противоракетного щита. Помимо реактора и парогенераторов, это усовершенствованная машина перегрузки топлива и компьютеризированные системы управления реактором. В этом же здании защищены также аварийные системы, в том числе система аварийного охлаждения активной зоны, аварийный резервный дизельный источник питания и резервный питательный водопровод.

К существующим активным системам в версии АЭС-92 ВВЭР-1000, используемой на АЭС «Куданкулам» в Индии, была добавлена ​​система пассивного отвода тепла . Это было сохранено для более новых ВВЭР-1200 и будущих проектов. В основе системы лежит система охлаждения и резервуары для воды, установленные на вершине защитной оболочки. [31] Пассивные системы выполняют все функции безопасности в течение 24 часов, а основную безопасность — в течение 72 часов. [7]

Другие новые системы безопасности включают защиту от крушения самолета, рекомбинаторы водорода и ловушку активной зоны для удержания расплавленной активной зоны реактора в случае серьезной аварии. [19] [24] [32] Уловитель активной зоны будет установлен на АЭС Руппур и АЭС Эль-Дабаа . [33] [34]

ВВЭР-ТОИ

ВВЭР -ТОИ является разработкой ВВЭР-1200. Целью проекта является разработка типового оптимизированного информативно-расширенного проекта энергоблока нового поколения III+ на базе технологии ВВЭР, отвечающего ряду целевых параметров с использованием современных информационных и управленческих технологий. [35]

Основными улучшениями по сравнению с ВВЭР-1200 являются: [4]

Строительство первых двух энергоблоков ВВЭР-ТОИ началось в 2018 и 2019 годах на Курской АЭС-2 . [36] [4]

В июне 2019 года ВВЭР-ТОИ был сертифицирован на соответствие европейским требованиям (с некоторыми оговорками) для атомных электростанций. [4]

Модернизированная версия АЭС-2006 по стандартам TOI — ВВЭР-1200/513 — строится на АЭС «Аккую» в Турции. [37]

Будущие версии

Разработан ряд проектов будущих версий ВВЭР: [38]

Электростанции

Технические характеристики

Классификация

Смотрите также

Примечания

  1. ^ Другие источники - 34,8.

Рекомендации

  1. ^ «Атомная электростанция Куданкулам начинает вырабатывать электроэнергию, подключенную к южной сети» . Таймс оф Индия .
  2. ^ «Исторические заметки». ОКБ Гидропресс . Проверено 20 сентября 2011 г.
  3. ^ ab «Реакторные установки типа ВВЭР». ОКБ Гидропресс . Проверено 25 апреля 2013 г.
  4. ^ abcde «Российский реактор ВВЭР-ТОИ сертифицирован европейскими энергокомпаниями». Мировые ядерные новости . 14 июня 2019 года . Проверено 14 июня 2019 г.
  5. ^ «Ядерные реакторы в Германии», Всемирная ядерная ассоциация.
  6. ^ Профессор Х. Бёк. «ВВЭР / ВВЭР (реакторы с водой под давлением советской конструкции)» (PDF) . Венский технологический университет . Австрийский атомный институт . Проверено 28 сентября 2011 г.
  7. ↑ abc Fil, Николай (26–28 июля 2011 г.). «Состояние и перспективы АЭС с ВВЭР» (PDF) . ОКБ Гидропресс . МАГАТЭ . Проверено 28 сентября 2011 г.
  8. ^ «Росатом намерен сертифицировать ВВЭР в Великобритании и США». Новостиэнергетики.ре. 6 июня 2012 года . Проверено 21 июня 2012 г.
  9. ↑ Светлана Бурмистрова (13 августа 2013 г.). «Росатом Росатом рассматривает ядерные контракты в Великобритании». Рейтер . Проверено 14 августа 2013 г.
  10. ^ "Деградация головки корпуса реактора - изображения | NRC.gov" .
  11. ^ "Атоммаш изготовил крышку реактора для первого энергоблока АЭС "Аккую" (Турция)". Aemtech.ru. 2020-11-26 . Проверено 8 марта 2022 г.
  12. ^ «Энергетика в Словакии». www.energyinslovakia.sk . Архивировано из оригинала 5 июля 2017 г. Проверено 17 марта 2017 г.
  13. ^ «Атомная энергетика в Чехии - Атомная энергетика в Чехии» . Всемирная ядерная ассоциация.
  14. ↑ Хиггинботэм, Адам (4 февраля 2020 г.). Полночь в Чернобыле: нерассказанная история величайшей ядерной катастрофы в мире. Саймон и Шустер. ISBN 9781501134630– через Google Книги.
  15. ^ Мартти Антила, Туукка Лахтинен. «Недавний опыт проектирования и эксплуатации активной зоны АЭС Ловииса» (PDF) . Fortum Nuclear Services LTD, Эспоо, Финляндия . МАГАТЭ . Проверено 20 сентября 2011 г.
  16. ^ "Начинаются работы по модернизации старейшего в России ВВЭР-1000" . Международная ядерная инженерия. 30 сентября 2010 года. Архивировано из оригинала 13 июня 2011 года . Проверено 10 октября 2010 г.
  17. ^ "Росатом запускает технологию отжига блоков ВВЭР-1000" . Мировые ядерные новости . 27 ноября 2018 года . Проверено 28 ноября 2018 г.
  18. ^ "АЭС-2006 (ВВЭР-1200)" . Росатом. Архивировано из оригинала 26 августа 2011 года . Проверено 22 сентября 2011 г.
  19. ^ аб Асмолов, В.Г. (10 сентября 2009 г.). «Разработка проектов АЭС на базе технологии ВВЭР» (PDF) . Росатом . Проверено 9 августа 2012 г.
  20. ^ "Российские атомщики приглашают иностранных поставщиков на проекты станций" . Мировые ядерные новости . 7 декабря 2015 года . Проверено 26 марта 2017 г.
  21. ^ "Нововоронеж II-2 близок к физическому пуску" . Мировые ядерные новости . 25 марта 2019 года . Проверено 25 марта 2019 г.
  22. ^ Отчет о состоянии 108 - ВВЭР-1200 (В-491) (PDF) (Отчет). Росатом. 2014 . Проверено 31 декабря 2016 г.
  23. ^ "Реакторная установка ВВЭР-1000 (В-392)" . ОКБ Гидропресс . Проверено 22 сентября 2011 г.
  24. ^ ab «Подписан контракт на строительство двух российских реакторов AES 2006 в Беларуси на сумму 10 миллиардов долларов» . Я-Ядерный. 19 июля 2012 года . Проверено 8 августа 2012 г.
  25. ^ «Росатом покупает Fennovoima» . Мировые ядерные новости . 28 марта 2014 года . Проверено 29 марта 2014 г.
  26. ^ ab "Фенновойма расторгла контракт с Росатомом на поставку АЭС Ханхикиви-1" . Ханхикиви 1 . Проверено 18 августа 2022 г.
  27. ^ «Контракты «Уведомление о продолжении» подписаны для Эль-Дабаа» . Мировые ядерные новости. 11 декабря 2017 года . Проверено 12 декабря 2017 г.
  28. ^ «Первая заливка бетона для энергоблока 1 в Руппуре в Бангладеш» . www.nucnet.org . NucNet asbl Брюссель. 30 ноября 2017 года . Проверено 30 ноября 2017 г.
  29. ^ "АтомСтройЭкспорт обнародовал график реализации проектов в Китае" . Мировые ядерные новости . 3 апреля 2019 года . Проверено 3 апреля 2019 г.
  30. ^ «Россия переведет ВВЭР-1200 на более длинный топливный цикл» . Международная ядерная инженерия. 3 марта 2020 г. Проверено 7 марта 2020 г.
  31. ^ В.Г. Асмолов (26 августа 2011 г.). «Пассивная безопасность в ВВЭР». АО «Росэнергоатом» . Международная ядерная инженерия. Архивировано из оригинала 19 марта 2012 года . Проверено 6 сентября 2011 г.
  32. ^ «Первый реактор ВВЭР-1200 введен в промышленную эксплуатацию». Мировые ядерные новости . 2 марта 2017 года . Проверено 3 марта 2017 г.
  33. ^ «Установка ловушки ядра идет полным ходом на Руппуре 1» . Мировые ядерные новости . Проверено 5 июня 2019 г.
  34. ^ «Ловушки расплава заказаны для египетской атомной электростанции» . Международная ядерная инженерия. 6 февраля 2018 года . Проверено 9 февраля 2018 г.
  35. ^ «Создание типового проекта бережного и информатизированного энергоблока технологии ВВЭР (ВВЭР-ТОИ)» . Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом». Архивировано из оригинала 25 апреля 2012 г. Проверено 28 октября 2011 г.
  36. ^ ab «Технология АЭМ видит важную веху в создании первого ВВЭР-ТОИ» . Мировые ядерные новости . 17 апреля 2018 года . Проверено 18 апреля 2018 г.
  37. ^ «Электростанция: Аккую, Страна: Турция, Реакторы: (4 × ВВЭР-1200/513) (АЭС-2006 со стандартом ТОИ), Примечания: В стадии строительства». Основанный.com . Проверено 8 марта 2022 г.
  38. ^ «Усовершенствованные ядерные энергетические реакторы». Всемирная ядерная ассоциация. Сентябрь 2011 г. Архивировано из оригинала 15 июня 2010 г. Проверено 22 сентября 2011 г.
  39. ^ "МИР.1200". ШКОДА ЙС. Архивировано из оригинала 1 апреля 2012 года . Проверено 23 сентября 2011 г.
  40. ^ "МИР-1200". ОКБ Гидропресс . Проверено 22 сентября 2011 г.
  41. ^ "Реакторная установка ВВЭР-1500". ОКБ Гидропресс . Проверено 22 сентября 2011 г.
  42. ^ Отчет о состоянии 102 - ВВЭ Р-600 (В-498) (ВВЭР-600 (В-498)) (PDF) (Отчет). МАГАТЭ. 22 июля 2011 года . Проверено 17 сентября 2016 г.
  43. ^ «Россия построит 11 новых ядерных реакторов к 2030 году» . Мировые ядерные новости . 10 августа 2016 г. Проверено 17 сентября 2016 г.
  44. ^ «Турция начнет работы еще на двух атомных электростанциях: Эрдоган» . Ежедневный Сабах . 09.11.2021. Архивировано из оригинала 12 ноября 2021 года . Проверено 12 ноября 2021 г.
  45. ↑ Нагель, Кристина (7 ноября 2020 г.). «Belarus'erstes AKW geht ans Netz» [Первая в Беларуси атомная электростанция включена в сеть]. Тагешау (на немецком языке). Архивировано из оригинала 8 ноября 2020 года.
  46. ^ «Второй энергоблок Белорусской АЭС подключен к сети - 15 мая 2023 г.» . Мировые ядерные новости . 15 мая 2023 г. Архивировано из оригинала 09.11.2023 . Проверено 23 января 2024 г.
  47. ^ "На Балаковской АЭС снесут 2 энергоблока... | Типичное Балаково! | ВК". ВКонтакте . Проверено 22 апреля 2023 г.
  48. ^ «Парламент Болгарии голосует за отказ от атомной электростанции Белене» . Всемирный ядерный доклад . 27 февраля 2013 г. Проверено 22 сентября 2014 г.
  49. ^ Антон Хлопков; Анна Луткова (21 августа 2010 г.). «АЭС Бушер: почему это заняло так много времени» (PDF) . Центр исследований энергетики и безопасности . Проверено 1 марта 2011 г.
  50. ^ "Дукованы на более высокий уровень. Euro.cz (на чешском языке) . Проверено 22 апреля 2023 г.
  51. ↑ Эззидин, Тока (29 ноября 2015 г.). «Атомная станция Эль-Дабаа будет производить электроэнергию в 2024 году: премьер-министр». Ежедневные новости . Египет . Проверено 22 марта 2017 г.
  52. ^ "Египет и Россия согласовывают два контракта по АЭС Эль-Дабаа" . Международная ядерная инженерия. 20 марта 2017 года . Проверено 22 марта 2017 г.
  53. ↑ Фараг, Мохамед (14 марта 2017 г.). «Россия приступает к эксплуатации атомного энергоблока, аналогичного энергоблокам Дабаа». Ежедневные новости . Египет . Проверено 26 марта 2017 г.
  54. ^ "Кернкрафтверк Калинин - Нуклеопедия" . de.nucleopedia.org . Проверено 22 апреля 2023 г.
  55. ^ «Влияние задержки лицензирования Ханхикиви 1 остается неясным» . Мировые ядерные новости .
  56. ^ "Хмельницкая АЭС, Украина". Энергетические технологии . Проверено 2 января 2023 г.
  57. ^ "Кольская АЭС намного безопаснее" .
  58. ^ Атомная электростанция Куданкулам достигла критичности
  59. ^ «Новая словацкая атомная электростанция приближается к запуску» . Рейтер . 24 октября 2022 г. Проверено 2 января 2023 г. Ожидается, что после завершения строительства энергоблока №4 в Моховце, примерно через два года после ввода в эксплуатацию энергоблока №3, Словакия станет нетто-экспортером электроэнергии в другие страны Европейского Союза.
  60. ^ "Новая жизнь Нововоронежа 3". Международная ядерная инженерия. 3 июня 2002 года. Архивировано из оригинала 14 июля 2011 года . Проверено 9 марта 2011 г.
  61. ^ "Elkezdődött a -5 méterig terjedő talajkiemelés" . Пакс 2 . 29 августа 2022 г. Проверено 24 апреля 2023 г.
  62. ^ "Атомная электростанция Руппур, Ишварди" . Энергетические технологии .
  63. ^ "Кернкрафтверк Ростов - Нуклеопедия" . de.nucleopedia.org . Проверено 22 апреля 2023 г.
  64. ^ "Южно-Украинская АЭС". Уатом.орг . 16 июля 2015 г. Проверено 22 апреля 2023 г.
  65. ^ «(GRS 112) Оценка безопасности атомной электростанции Стендаль, блок А, типа ВВЭР-1000 / W-320 | GRS gGmbH» . www.grs.de (на немецком языке) . Проверено 22 апреля 2023 г.
  66. ^ аб В.В. Семенов (1979). "Основные физико-технические характеристики реакторных установок ВВЭР" (PDF) . МАГАТЭ.
  67. ^ "Нововоронежская АЭС-2" (PDF) . www.rosenergoatom.ru .
  68. ^ "Реакторные установки ВВЭР с. 49" (PDF) . www.gidropress.ru . Архивировано из оригинала (PDF) 24 октября 2018 г. Проверено 19 апреля 2019 г.
  69. ^ Андрушечко С.А. и др. (2010). «АЭС с реактором типа ВВЭР-1000».
  70. ^ Беркович В.Я., Семченков Ю.М. (2012). «Перспективные проекты реакторных установок ВВЭР» (PDF) . www.rosenergoatom.ru .
  71. ^ Долгов А.В. (2014). «Разработка и модернизация подвода топлива для установок активной зоны охлаждения» (PDF) . www.rosenergoatom.ru . Архивировано из оригинала (PDF) 19 июля 2018 г. Проверено 19 апреля 2019 г.
  72. ^ Якубенко И. А. (2013). «Основные перспективные планы активных зон новых реакторов типа ВВЭР». Издательство исследовательского финансирования университета «МИФИ». п. 52 . Проверено 11 ноября 2018 г.
  73. ^ В.П.Поваров (2016). «Перспективные проекты реакторных установок ВВЭР с.7» (PDF) . www.rosenergoatom.ru . Архивировано из оригинала (PDF) 23 ноября 2018 г. Проверено 19 апреля 2019 г.
  74. ^ Беркович Вадим Яковлевич, Семченков Юрий Михайлович (май 2016 г.). Развитие технологий ВВЭР – приоритет Росатома [Развитие технологии ВВЭР – приоритет Росатома] (PDF) (на русском языке) (изд.rosenergoatom.ru). п. 5. Архивировано из оригинала (PDF) 23 ноября 2018 г. Проверено 19 апреля 2019 г. 25-27
  75. ^ Сергей ПАНОВ. «У источников водо-водяных». Atomicexpert.com . Архивировано из оригинала 5 июля 2018 г. Проверено 19 июля 2018 г.
  76. ^ «ВВЭР сегодня» (PDF) . РОСАТОМ . Проверено 31 мая 2018 г.
  77. ^ Сергей Панов. «У источников водо-водяных». Atomicexpert.com . Архивировано из оригинала 5 июля 2018 г. Проверено 19 июля 2018 г.
  78. ^ Денисов В.П. «Эволюция водо-водяных реакторов для АЭС стр.246».

Внешние ссылки