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 ) — серия проектов реакторов с водой под давлением, первоначально разработанных в Советском Союзе , а теперь и в России , ОКБ «Гидропресс» . [2] Идея такого реактора была предложена в Курчатовском институте Савелием Моисеевичем Файнбергом . ВВЭР были первоначально разработаны до 1970-х годов и постоянно совершенствовались. Они были одними из первых реакторов, разработанных в СССР , другим был печально известный РБМК . В результате название ВВЭР ассоциируется с широким спектром проектов реакторов, охватывающих реакторы поколения I и современные реакторы 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 были установлены в России, Украине, Беларуси, Армении, Китае, Чехии, Финляндии, Венгрии, Словакии, Болгарии, Индии и Иране. Страны, которые планируют ввести реакторы ВВЭР, включают Бангладеш, Египет, Иорданию и Турцию. Германия закрыла свои реакторы ВВЭР в 1989-90 годах [5] и отменила те, которые находились в стадии строительства.

История

Самые ранние ВВЭР были построены до 1970 года. Модель ВВЭР-440 V230 была наиболее распространенной конструкцией, вырабатывающей 440 МВт электроэнергии. В V230 используются шесть первичных контуров теплоносителя, каждый с горизонтальным парогенератором . Модифицированная версия ВВЭР-440, модель V213, была продуктом первых стандартов ядерной безопасности , принятых советскими конструкторами. Эта модель включает в себя дополнительные аварийные системы охлаждения активной зоны и вспомогательные системы питательной воды, а также модернизированные системы локализации аварий. [6]

Более крупный ВВЭР-1000 был разработан после 1975 года и представляет собой четырехконтурную систему, размещенную в конструкции типа защитной оболочки с системой подавления распылительного пара ( система аварийного охлаждения активной зоны ). Проекты реакторов ВВЭР были разработаны с учетом включения систем автоматического управления, пассивной безопасности и защитной оболочки, характерных для западных реакторов третьего поколения .

В настоящее время для строительства предлагается версия ВВЭР-1200, представляющая собой усовершенствованную версию ВВЭР-1000 с увеличенной выходной мощностью примерно до 1200 МВт (брутто) и обеспечивающая дополнительные функции пассивной безопасности. [7]

В 2012 году Росатом заявил, что в будущем намерен сертифицировать ВВЭР в британских и американских регулирующих органах, хотя вряд ли подаст заявку на получение британской лицензии до 2015 года. [8] [9]

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

Дизайн

ВВЭР-1000 (или ВВЭР-1000 как прямая транслитерация русского ВВЭР-1000), российский ядерный энергетический реактор типа PWR мощностью 1000 МВт.
1: приводы регулирующих стержней
2: крышка реактора [10] или крышка корпуса [11]
3: корпус реактора под давлением
4: входной и выходной патрубки
5: шахта или кожух
активной зоны реактора 6: активная зона реактора
7: топливные стержни
Расположение гексагональных топливных сборок по сравнению с конструкцией Westinghouse PWR. Обратите внимание, что в этой гексагональной компоновке 163 сборки, а в компоновке Westinghouse — 193.

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

Реакторный зал ВВЭР-440 на АЭС Моховце

Топливные стержни реактора полностью погружены в воду, поддерживаемую под давлением (12,5/15,7/16,2) МПа (1812/2277/2349 фунтов на кв. дюйм) соответственно, чтобы она не кипела при нормальных (от 220 до более 320 °C [от 428 до >608 °F]) рабочих температурах. Вода в реакторе служит как охлаждающей жидкостью, так и замедлителем, что является важной функцией безопасности . В случае отказа циркуляции охлаждающей жидкости замедляющий эффект воды 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 корпуса высокого давления реактора. Топливо представляет собой низкообогащенный (около 2,4–4,4% 235 U) диоксид урана (UO 2 ) или эквивалент, спрессованный в таблетки и собранный в топливные стержни.

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

Первичные контуры охлаждения

Компоновка четырех основных контуров охлаждения и компенсатора давления ВВЭР-1000
Строительство корпуса реактора ВВЭР-1000 на Атоммаше .

Как указано выше, вода в первичных контурах поддерживается под постоянным повышенным давлением, чтобы избежать ее кипения. Поскольку вода переносит все тепло из активной зоны и облучается, целостность этого контура имеет решающее значение. Можно выделить четыре основных компонента:

  1. Корпус реактора: вода протекает через тепловыделяющие сборки, которые нагреваются за счет цепной ядерной реакции.
  2. Компенсатор объема (компенсатор давления): для поддержания постоянного, но контролируемого давления воды компенсатор объема регулирует давление, контролируя равновесие между насыщенным паром и водой с помощью электрического нагрева и предохранительных клапанов.
  3. Парогенератор: в парогенераторе тепло первичного теплоносителя используется для кипения воды во вторичном контуре.
  4. Насос: насос обеспечивает правильную циркуляцию воды по контуру.

Для обеспечения постоянного охлаждения активной зоны реактора в аварийных ситуациях первичное охлаждение спроектировано с резервированием .

Вторичная цепь и электрический выход

Вторичный контур также состоит из различных подсистем:

  1. Парогенератор: вторичная вода кипит, забирая тепло из первичного контура. Перед поступлением в турбину оставшаяся вода отделяется от пара, так что пар становится сухим.
  2. Турбина: расширяющийся пар приводит в действие турбину, которая подключается к электрогенератору. Турбина разделена на секции высокого и низкого давления. Для повышения эффективности пар подогревается между этими секциями. Реакторы типа ВВЭР-1000 вырабатывают 1 ГВт электроэнергии.
  3. Конденсатор: пар охлаждается и конденсируется, сбрасывая отработанное тепло в охлаждающий контур.
  4. Деаэратор: удаляет газы из охлаждающей жидкости.
  5. Насос: каждый циркуляционный насос приводится в действие собственной небольшой паровой турбиной.

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

Третичный контур охлаждения и централизованное теплоснабжение

Третичный контур охлаждения представляет собой открытый контур, отводящий воду из внешнего водоема, например, озера или реки. Испарительные градирни, охлаждающие бассейны или пруды передают отработанное тепло из контура генерации в окружающую среду.

В большинстве ВВЭР это тепло может также использоваться для отопления жилых домов и промышленных предприятий. Примерами таких систем являются Богуницкая АЭС ( Словакия ), снабжающая теплом города Трнава [12] (в 12 километрах [7,5 миль]), Леополдов (в 9,5 километрах [5,9 миль]) и Глоговец (в 13 километрах [8,1 мили]), а также Темелинская АЭС ( Чешская Республика ), снабжающая теплом Тын-над-Влтавой в 5 километрах (3,1 мили) от него. Планируется поставлять тепло с Дукованской АЭС в Брно (второй по величине город в Чешской Республике), что покроет две трети его потребностей в тепле. [13]

Защитные барьеры

Два энергоблока ВВЭР-440 в Ловийсе , Финляндия, оснащены защитными сооружениями, которые соответствуют западным стандартам безопасности.

Типичной конструктивной особенностью ядерных реакторов являются многослойные барьеры безопасности, препятствующие утечке радиоактивных материалов. Реакторы ВВЭР имеют три слоя:

  1. Топливные стержни: герметичная оболочка из циркониевого сплава (Циркалой) вокруг топливных таблеток из спеченной керамики на основе оксида урана обеспечивает барьер, устойчивый к воздействию тепла и высокого давления.
  2. Стенка корпуса реактора: массивная стальная оболочка герметично закрывает всю топливную сборку и первичный теплоноситель .
  3. Здание реактора: бетонная защитная оболочка , охватывающая весь первый контур, достаточно прочна, чтобы выдержать скачок давления, который может возникнуть в случае нарушения герметичности первого контура.

По сравнению с реакторами РБМК — типом, задействованным в чернобыльской катастрофе — ВВЭР использует изначально более безопасную конструкцию, поскольку теплоноситель также является замедлителем, и по своей природе имеет отрицательный коэффициент пустотности, как и все PWR. Он не имеет риска повышенной реактивности и больших переходных процессов мощности, характерных для РБМК с графитовым замедлителем в случае аварии с потерей теплоносителя. Реакторы РБМК также были построены без защитных конструкций по соображениям стоимости из-за их размера; активная зона ВВЭР значительно меньше. [14]

Версии

ВВЭР-440

Одна из самых ранних версий типа ВВЭР, ВВЭР-440, проявила определенные проблемы с конструкцией здания защитной оболочки . Поскольку модели V-230 и более ранние изначально не были рассчитаны на то, чтобы противостоять критическому для конструкции большому разрыву трубы, производитель добавил в более новую модель V-213 так называемую башню пузырькового конденсатора , которая — с ее дополнительным объемом и количеством слоев воды — направлена ​​на подавление сил быстро выходящего пара без возникновения утечки защитной оболочки. В результате все страны-члены с установками конструкции ВВЭР-440, V-230 и более ранние были вынуждены политиками Европейского Союза закрыть их навсегда. Из-за этого АЭС Богунице пришлось закрыть два реактора, а АЭС Козлодуй — четыре. В то время как в случае АЭС Грайфсвальд немецкий регулирующий орган уже принял такое же решение после падения Берлинской стены .

ВВЭР-1000

Блочная управления ВВЭР-1000 в 2009 году, блок 5 АЭС «Козлодуй»

При первоначальной постройке конструкция ВВЭР была рассчитана на эксплуатацию в течение 35 лет. После этого считалось необходимым провести капитальный ремонт в середине срока службы, включая полную замену критически важных деталей, таких как каналы топливных и регулирующих стержней. [15] Поскольку для реакторов РБМК была указана программа капитальной замены через 35 лет, проектировщики изначально решили, что это необходимо сделать и для типа ВВЭР, хотя они имеют более надежную конструкцию, чем тип РБМК. Большинство российских установок ВВЭР сейчас достигают и переходят отметку в 35 лет. Более поздние проектные исследования позволили продлить срок службы до 50 лет с заменой оборудования. Новые ВВЭР будут иметь маркировку с увеличенным сроком службы.

В 2010 году старейший ВВЭР-1000 в Нововоронеже был остановлен на модернизацию с целью продления срока его эксплуатации еще на 20 лет; это первый проект по продлению срока эксплуатации. Работы включают модернизацию систем управления, защиты и аварийного реагирования, а также совершенствование систем безопасности и радиационной защиты. [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 блоке Балаковской АЭС . [17]

ВВЭР-1200

ВВЭР-1200 (или АЭС-2006 или АЭС-2006) [7] является развитием ВВЭР-1000, предлагаемым для внутреннего и экспортного использования. [18] [19] Конструкция реактора была усовершенствована для оптимизации топливной эффективности. Технические характеристики включают в себя стоимость строительства в размере 1200 долларов США за кВт в сутки , 54 месяца запланированного времени строительства и потребность примерно на 35% меньшего количества эксплуатационного персонала, чем ВВЭР-1000. ВВЭР-1200 имеет валовой и чистый тепловой КПД 37,5% и 34,8%. ВВЭР-1200 будет производить 1198 МВт электроэнергии.

Проектный срок службы ВВЭР-1200 составляет 60 лет с возможностью продления на 20 лет. [20] [21]

Первые два блока были построены на Ленинградской АЭС-2 и Нововоронежской АЭС-2 . Планируется строительство и строительство еще нескольких реакторов с ВВЭР-1200/491 [22] , подобных проекту Ленинградской АЭС-2 ( Калининградская и Нижегородская АЭС). Тип ВВЭР-1200/392М [23] , установленный на Нововоронежской АЭС-2, также был выбран для Северской, Центральной и Южно-Уральской АЭС. Разработана стандартная версия 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 на предоставление Россией кредита в размере 10 миллиардов долларов для покрытия расходов по проекту. [24] АЭС-2006 подается на тендер на АЭС Ханхикиви в Финляндии. [25] Контракт на поставку станции был подписан в 2013 году, но расторгнут в 2022 году, в основном из-за российского вторжения в Украину. [26]

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

30 ноября 2017 года был залит бетон для основания ядерного острова для первого из двух блоков ВВЭР-1200/523 на АЭС «Руппур» в Бангладеш . Электростанция будет атомной электростанцией мощностью 2,4 ГВт в Бангладеш. Два блока, генерирующие 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 ВВЭР-1200 , по два на Тяньваньской АЭС и АЭС Сюйдабао . Строительство начнется в мае 2021 года, а коммерческая эксплуатация всех блоков ожидается в период с 2026 по 2028 год. [29]

С 2020 года будет запущен пилотный 18-месячный цикл перегрузки, что приведет к повышению коэффициента использования мощности по сравнению с предыдущим 12-месячным циклом. [30] ВВЭР-1200 спроектирован так, чтобы иметь возможность изменять мощность от 100% до 40% для ежедневного отслеживания нагрузки, что было испытано в 2024 году. [31]

Функции безопасности

Ядерная часть станции размещена в одном здании, действующем как защитная оболочка и противоракетный щит. Помимо реактора и парогенераторов, сюда входит усовершенствованная перегрузочная машина и компьютеризированные системы управления реактором. Также в том же здании защищены аварийные системы, включая аварийную систему охлаждения активной зоны, аварийный резервный дизельный источник питания и резервный источник питательной воды,

Система пассивного отвода тепла была добавлена ​​к существующим активным системам в версии AES-92 ВВЭР-1000, используемой для АЭС Куданкулам в Индии. Она была сохранена для более новых ВВЭР-1200 и будущих конструкций. Система основана на системе охлаждения и водяных баках, построенных наверху купола защитной оболочки. [32] Пассивные системы выполняют все функции безопасности в течение 24 часов, а безопасность активной зоны — в течение 72 часов. [7]

Другие новые системы безопасности включают защиту от столкновений самолетов, рекомбинаторы водорода и ловушку для удержания расплавленной активной зоны реактора в случае серьезной аварии. [19] [24] [33] Ловля активной зоны будет установлена ​​на АЭС «Руппур» и АЭС «Эль-Дабаа» . [34] [35]

ВВЭР-ТОИ

ВВЭР -ТОИ является развитием ВВЭР-1200. Его цель – разработка типового оптимизированного информационно-продвинутого проекта энергоблока нового поколения III+ на основе технологии ВВЭР, отвечающего ряду целевых показателей с использованием современных информационных и управленческих технологий. [36]

Основные усовершенствования по сравнению с ВВЭР-1200: [4]

Строительство первых двух блоков ВВЭР-ТОИ было начато в 2018 и 2019 годах на Курской АЭС-2 . [39] [4]

В июне 2019 года ВВЭР-ТОИ был сертифицирован как соответствующий европейским требованиям к энергокомпаниям (с некоторыми оговорками) для атомных электростанций. [4]

Модернизированная версия AES-2006 со стандартами TOI, ВВЭР-1200/513, строится на АЭС «Аккую» в Турции. [40]

Будущие версии

Разработан ряд проектов будущих версий ВВЭР: [41]

Электростанции

Технические характеристики

Классификация

Смотрите также

Примечания

  1. ^ Другие источники - 34,8.

Ссылки

  1. ^ «АЭС «Куданкулам» начала вырабатывать электроэнергию, подключившись к южной сети». The Times Of India .
  2. ^ "Исторические заметки". ОКБ Гидропресс . Получено 20 сентября 2011 г.
  3. ^ ab "Реакторные установки типа ВВЭР". ОКБ Гидропресс . Получено 25 апреля 2013 г.
  4. ^ abcde "Российский реактор ВВЭР-ТОИ сертифицирован европейскими коммунальными службами". World Nuclear News . 14 июня 2019 г. Получено 14 июня 2019 г.
  5. ^ «Ядерные реакторы в Германии», Всемирная ядерная ассоциация
  6. ^ Проф. Х. Бёк. "ВВЭР/ВВЭР (Реакторы с водой под давлением советской конструкции)" (PDF) . Венский технический университет . Австрийский атомный институт . Получено 28 сентября 2011 г. .
  7. ^ abc Филь, Николай (26–28 июля 2011 г.). "Состояние и перспективы атомных электростанций с ВВЭР" (PDF) . ОКБ Гидропресс . МАГАТЭ . Получено 28 сентября 2011 г. .
  8. ^ "Росатом намерен сертифицировать ВВЭР в Великобритании и США". Novostienergetiki.re. 6 июня 2012 г. Получено 21 июня 2012 г.
  9. ↑ Светлана Бурмистрова (13 августа 2013 г.). «Росатом России присматривается к ядерным контрактам в Великобритании». Reuters . Архивировано из оригинала 14 января 2016 г. Получено 14 августа 2013 г.
  10. ^ «Деградация крышки корпуса реактора — Изображения | NRC.gov».
  11. ^ "Атоммаш изготовил крышку реактора для первого блока АЭС "Аккую" (Турция)". Aemtech.ru. 2020-11-26 . Получено 2022-03-08 .
  12. ^ "Энергия в Словакии". www.energyinslovakia.sk . Архивировано из оригинала 2017-07-05 . Получено 2017-03-17 .
  13. ^ "Ядерная энергетика в Чешской Республике - Ядерная энергетика в Чехии". Всемирная ядерная ассоциация.
  14. ^ Хиггинботам, Адам (4 февраля 2020 г.). Полночь в Чернобыле: Нерассказанная история величайшей ядерной катастрофы в мире. Simon and Schuster. 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. ^ "Начались работы по модернизации старейшего в России ВВЭР-1000". Nuclear Engineering International. 30 сентября 2010 г. Архивировано из оригинала 13 июня 2011 г. Получено 10 октября 2010 г.
  17. ^ "Росатом запускает технологию отжига для блоков ВВЭР-1000". World Nuclear News . 27 ноября 2018 г. . Получено 28 ноября 2018 г. .
  18. ^ "АЭС-2006 (ВВЭР-1200)". Росатом. Архивировано из оригинала 26 августа 2011 года . Получено 22 сентября 2011 года .
  19. ^ ab Асмолов, ВГ (10 сентября 2009 г.). "Развитие проектов АЭС на основе технологии ВВЭР" (PDF) . Росатом . Получено 9 августа 2012 г. .
  20. ^ "Нововоронеж II-2 близок к физическому пуску" . world-nuclear-news.org . 25 марта 2019 года . Проверено 25 марта 2019 г.
  21. ^ "Загрузка имитатора топлива в Rooppur 1 начинается". world-nuclear-news.org . 18 сентября 2024 г. . Получено 19 сентября 2024 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 . Получено 22 сентября 2011 г.
  24. ^ ab "Подписан контракт на строительство двух российских реакторов AES 2006 в Беларуси на сумму 10 миллиардов долларов". I-Nuclear. 19 июля 2012 г. Получено 8 августа 2012 г.
  25. ^ "Росатом покупает Fennovoima". World Nuclear News . 28 марта 2014 г. Получено 29 марта 2014 г.
  26. ^ ab "Fennovoima расторгла контракт на поставку АЭС Ханхикиви 1 с Росатомом". Hanhikivi 1 . Получено 2022-08-18 .
  27. ^ «Подписаны контракты «Уведомление о продолжении» для Эль-Дабаа». World Nuclear News. 11 декабря 2017 г. Получено 12 декабря 2017 г.
  28. ^ "Залит первый бетон для блока 1 на Бангладешской АЭС "Руппур"". www.nucnet.org . NucNet asbl Брюссель. 30 ноября 2017 г. Получено 30 ноября 2017 г.
  29. ^ "АтомСтройЭкспорт раскрывает график проектов в Китае". World Nuclear News . 3 апреля 2019 г. Получено 3 апреля 2019 г.
  30. ^ "Россия переведет ВВЭР-1200 на более длинный топливный цикл". Nuclear Engineering International. 3 марта 2020 г. Получено 7 марта 2020 г.
  31. ^ «Росатом заявляет, что топливо ВВЭР надежно в испытаниях гибкой выходной мощности». World Nuclear News . 16 июля 2024 г. . Получено 16 июля 2024 г. .
  32. ^ В. Г. Асмолов (26 августа 2011 г.). "Пассивная безопасность в ВВЭР". ОАО "Росэнергоатом" . Nuclear Engineering International. Архивировано из оригинала 19 марта 2012 г. Получено 6 сентября 2011 г.
  33. ^ "Первый реактор ВВЭР-1200 введен в коммерческую эксплуатацию". World Nuclear News . 2 марта 2017 г. Получено 3 марта 2017 г.
  34. ^ "Установка ловушки для сердечника на Rooppur 1". World Nuclear News . Получено 5 июня 2019 г. .
  35. ^ "Заказаны ловушки расплава для египетской атомной станции". Nuclear Engineering International. 6 февраля 2018 г. Получено 9 февраля 2018 г.
  36. ^ «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.
  37. ^ "Корпус реактора Курск II-1 доставлен". world-nuclear-news.org . 20 сентября 2021 г. . Получено 19 сентября 2024 г. .
  38. ^ "Корпус реактора доставлен на второй блок Курск-2". world-nuclear-news.org . 21 ноября 2023 г. . Получено 19 сентября 2024 г. .
  39. ^ ab "AEM Technology sees milestone with first VVER-TOI". World Nuclear News . 17 апреля 2018 г. Получено 18 апреля 2018 г.
  40. ^ "Электростанция: Аккую, Страна: Турция, Реакторы: (4 × ВВЭР-1200/513) (AES-2006 со стандартом TOI), Примечания: В стадии строительства". Basedig.com . Получено 2022-03-08 .
  41. ^ "Advanced Nuclear Power Reactors". Всемирная ядерная ассоциация. Сентябрь 2011 г. Архивировано из оригинала 15 июня 2010 г. Получено 22 сентября 2011 г.
  42. ^ "MIR.1200". ŠKODA JS. Архивировано из оригинала 1 апреля 2012 года . Получено 23 сентября 2011 года .
  43. ^ "МИР-1200". ОКБ Гидропресс . Получено 22 сентября 2011 г.
  44. ^ "Реакторная установка ВВЭР-1500". ОКБ Гидропресс . Получено 22 сентября 2011 г.
  45. ^ 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.
  46. ^ "Россия построит 11 новых ядерных реакторов к 2030 году". World Nuclear News . 10 августа 2016 г. Получено 17 сентября 2016 г.
  47. ^ "Турция начнет работу над еще двумя атомными электростанциями: Эрдоган". Daily Sabah . 2021-11-09. Архивировано из оригинала 12 ноября 2021 г. Получено 2021-11-12 .
  48. ↑ 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.
  49. ^ "Второй блок Белорусской АЭС подключен к сети - 15 мая 2023 года". World Nuclear News . 2023-05-15. Архивировано из оригинала 2023-11-09 . Получено 2024-01-23 .
  50. ^ "На Балаковской АЭС снесут 2 энергоблока... | Типичное Балаково! | ВК". ВКонтакте . Проверено 22 апреля 2023 г.
  51. ^ "Болгарский парламент проголосовал за отказ от атомной электростанции Белене". World Nuclear Report . 27 февраля 2013 г. Получено 22 сентября 2014 г.
  52. ^ Антон Хлопков; Анна Луткова (21 августа 2010 г.). "Бушерская АЭС: почему так долго" (PDF) . Центр исследований энергетики и безопасности . Получено 1 марта 2011 г.
  53. ^ "Дукованы на более высокий уровень. Euro.cz (на чешском языке) . Проверено 22 апреля 2023 г.
  54. ^ Ezzidin, Toqa (29 ноября 2015 г.). «Атомная станция Эль-Дабаа будет вырабатывать электроэнергию в 2024 году: премьер-министр». Daily News . Egypt . Получено 22 марта 2017 г. .
  55. ^ "Египет и Россия договорились о двух контрактах по АЭС Эль-Дабаа". Nuclear Engineering International. 20 марта 2017 г. Получено 22 марта 2017 г.
  56. ^ Фараг, Мохамед (14 марта 2017 г.). «Россия запускает операции ядерного блока, аналогичного блокам Дабаа». Daily News . Египет . Получено 26 марта 2017 г.
  57. ^ "Кернкрафтверк Калинин - Нуклеопедия" . de.nucleopedia.org . Проверено 22 апреля 2023 г.
  58. ^ «Последствия задержки лицензирования Ханхикиви-1 остаются неясными». World Nuclear News .
  59. ^ "Хмельницкая АЭС, Украина". Power Technology . Получено 2023-01-02 .
  60. ^ «Кольская АЭС намного безопаснее».
  61. ^ АЭС «Куданкулам» достигла критичности
  62. ^ "Новая словацкая атомная электростанция приближается к запуску". Reuters . 2022-10-24 . Получено 2023-01-02 . После завершения строительства четвертого блока АЭС "Моховце", примерно через два года после ввода в эксплуатацию третьего блока, Словакия, как ожидается, станет чистым экспортером электроэнергии в другие страны Европейского союза.
  63. ^ "Новая жизнь Нововоронежа 3". Nuclear Engineering International. 3 июня 2002 г. Архивировано из оригинала 14 июля 2011 г. Получено 9 марта 2011 г.
  64. ^ "Elkezdődött a -5 méterig terjedő talajkiemelés" . Пакс 2 . 29 августа 2022 г. Проверено 24 апреля 2023 г.
  65. ^ "Атомная электростанция Руппур, Ишварди". Энергетические технологии .
  66. ^ "Кернкрафтверк Ростов - Нуклеопедия" . de.nucleopedia.org . Проверено 22 апреля 2023 г.
  67. ^ "Южно-Украинская АЭС". Uatom.org . 2015-07-16 . Получено 2023-04-22 .
  68. ^ "(GRS 112) Оценка безопасности атомной электростанции Стендаль, блок А, типа ВВЭР-1000/W-320 | GRS gGmbH". www.grs.de (на немецком языке) . Получено 22.04.2023 .
  69. ^ аб В.В. Семенов (1979). "Основные физико-технические характеристики реакторных установок ВВЭР" (PDF) . МАГАТЭ.
  70. ^ "Нововоронежская АЭС-2" (PDF) . www.rosenergoatom.ru .
  71. ^ "Реакторные установки ВВЭР с. 49" (PDF) . www.gidropress.ru . Архивировано из оригинала (PDF) 24 октября 2018 г. Проверено 19 апреля 2019 г.
  72. ^ Андрушечко С.А. и др. (2010). «АЭС с реактором типа ВВЭР-1000».
  73. ^ Беркович В.Я., Семченков Ю.М. (2012). «Перспективные проекты реакторных установок ВВЭР» (PDF) . www.rosenergoatom.ru .
  74. ^ Долгов А.В. (2014). «Разработка и модернизация обеспечения энергоснабжения для установок активной зоны охлаждения» (PDF) . www.rosenergoatom.ru . Архивировано из оригинала (PDF) 19 июля 2018 г. Проверено 19 апреля 2019 г.
  75. ^ 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.
  76. ^ 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.
  77. ^ 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
  78. ^ Сергей ПАНОВ. «У источников водо-водяных». Atomicexpert.com . Архивировано из оригинала 5 июля 2018 г. Проверено 19 июля 2018 г.
  79. ^ "ВВЭР сегодня" (PDF) . РОСАТОМ . Получено 31 мая 2018 г.
  80. ^ Сергей Панов. «У источников водо-водяных». Atomicexpert.com . Архивировано из оригинала 5 июля 2018 г. Проверено 19 июля 2018 г.
  81. ^ Денисов В.П. «Эволюция водо-водяных реакторов для АЭС стр.246».

Внешние ссылки