VVER
VVER原子炉クラス
稼働中の VVER-1000 原子炉 4 基を備えたバラコヴォ原子力発電所の敷地の眺め。
世代第1世代原子炉、第2世代原子炉、第3世代原子炉、第3世代+原子炉
原子炉のコンセプト加圧水型原子炉
リアクターラインVVER (ヴォーダ ヴォーダ エネルゴ リアクター)
原子炉の種類VVER-210 VVER-365 VVER-440 VVER-1000 VVER-1200 VVER-TOI
原子炉コアの主なパラメータ
燃料（核分裂性物質）235 U ( LEU )
燃料状態固体
中性子エネルギースペクトルサーマル
主な制御方法制御棒
主なモデレーター水
一次冷却材液体（軽水）
原子炉の使用
主な用途発電
電力（熱）VVER-210: 760 MW th VVER-365: 1,325 MW th VVER-440: 1,375 MW th VVER-1000: 3,000 MW th VVER-1200: 3,212 MW th VVER-TOI: 3,300 MW th
電力（電気）VVER-210: 210 MW el VVER-365: 365 MW el VVER-440: 440 MW el VVER-1000: 1,000 MW el VVER-1200: 1,200 MW el VVER-TOI: 1,300 MW el

水-水高炉（WWER）[ 1 ]またはVVER （ロシア語：водо-водяной энергетический реактор（ВВЭР）から、ローマ字表記：  vodo-vodyanoi enyergeticheskiy reaktor ）は、ソビエト連邦（現在はロシア）でOKBギドロプレスによって開発された一連の加圧水型原子炉設計である。[ 2 ]このような原子炉のアイデアは、クルチャトフ研究所のサヴェリー・モイセヴィッチ・フェインベルグによって提案された。VVERは1970年代以前に開発され、継続的に改良されてきた。これらはソ連で開発された初期の原子炉の1つであり、もう1つは悪名高いRBMKであった。その結果、VVERの名称は、第1世代原子炉から最新の第3世代+原子炉設計に至るまで、幅広い原子炉設計に関連付けられています。出力は70MWeから1300MWeの範囲で、最大1700MWeの設計が開発中です。[ 3 ] [ 4 ]最初の試作型原子炉VVER-210は、ノヴォボロネジ原子力発電所で建設されました。

VVER発電所は、ロシア、ウクライナ、ベラルーシ、アルメニア、中国、チェコ共和国、フィンランド、ハンガリー、スロバキア、ブルガリア、インド、イランに設置されています。VVER原子炉の導入を計画している国には、バングラデシュ、エジプト、ヨルダン、トルコなどがあります。ドイツは1989年から1990年にかけてVVER原子炉を閉鎖し、[ 5 ]、建設中の原子炉の建設を中止しました。

歴史

初期のVVERは1970年以前に建造されました。VVER-440型V230は最も一般的な設計で、440MWの電力を供給しました。V230は6つの一次冷却ループを備え、それぞれに水平蒸気発生器が備えられています。VVER-440の改良型であるV213型は、ソビエト連邦の設計者が最初に採用した原子力安全基準に基づいて設計されました。このモデルには、緊急炉心冷却システムと補助給水システムが追加され、事故箇所特定システムが改良されています。[ 6 ]

より大型のVVER-1000は1975年以降に開発され、スプレー蒸気抑制システム（緊急炉心冷却システム）を備えた格納容器型構造に収容された4ループシステムです。VVER原子炉の設計は、欧米の第3世代原子炉に関連する自動制御、受動的安全性、および格納容器システムを組み込むように精緻化されています。

VVER-1200は現在建設中のバージョンであり、VVER-1000の進化版で、出力が約1200MWe（総出力）に増加し、追加の受動的安全機能を備えています。[ 7 ]

2012年にロスアトムは、将来的には英国と米国の規制当局にVVERの認証を受ける意向があるものの、2015年より前に英国のライセンスを申請する可能性は低いと述べた。[ 8 ] [ 9 ]

最初のVVER-1300（VVER-TOI）1300MWEユニットの建設は2018年に開始されました。[ 4 ]

デザイン

VVER-1000（ロシア語ВВЭР-1000の直訳）は、ロシアの1000MWe PWR型原子力発電炉である。1 ：制御棒駆動装置2：原子炉カバー[ 10 ]または容器ヘッド[ 11 ] 3：原子炉圧力容器4：入口および出口ノズル5：原子炉炉心バレルまたは炉心シュラウド6：原子炉炉心7：燃料棒
ウェスティングハウス社のPWR設計と比較した六角形燃料集合体の配置。この六角形配置では163体の燃料集合体が配置されており、ウェスティングハウス社の配置では193体の燃料集合体が配置されていることに注目してください。

ロシア語の略称VVERは「水冷式水減速型原子炉」（water-water energy reactor）の略称です。この設計は加圧水型原子炉（PWR）の一種です。VVER [ 3 ]と他のPWRとの主な違いは以下のとおりです。

  • 水平型蒸気発生器
  • 六角形燃料集合体
  • 圧力容器に底貫通部がない
  • 大容量の原子炉冷却材貯蔵量を提供する高容量加圧器
モホフツェ原子力発電所のVVER-440原子炉ホール

原子炉の燃料棒は、通常の動作温度（220～320℃以上[428～608℉]）で沸騰しないように、それぞれ（12.5 /15.7/16.2） MPa （1812/2277/2349 psi）の圧力に保たれた水に完全に浸されています。原子炉内の水は、冷却材と減速材の両方の役割を果たしており、これは重要な安全機能です。冷却材の循環が失敗すると、水の温度上昇によって中性子を減速しない蒸気泡が生成され、その結果、反応の強度が低下し、冷却の喪失が補われます。この状態は負のボイド係数として知られています。後期型の原子炉は、巨大な鋼鉄製の原子炉圧力容器に格納されています。燃料は、低濃縮ウラン（約2.4～4.4% 235 U）二酸化ウラン（UO 2）またはそれと同等の物質をペレット状に圧縮し、燃料棒に組み立てたものです。

反応度は、原子炉上部から挿入できる制御棒によって制御されます。これらの制御棒は中性子吸収材料で作られており、挿入深度に応じて連鎖反応を阻害します。緊急事態が発生した場合、制御棒を炉心に完全に挿入することで 原子炉を停止させることができます。

一次冷却回路

VVER-1000の4つの主要な冷却回路と加圧器のレイアウト
アトムマッシュにおけるVVER-1000原子炉容器の建造。

前述の通り、一次回路内の水は沸騰を防ぐため、一定の高圧下に保たれています。水は炉心からの熱をすべて伝達し、照射されるため、この回路の健全性は極めて重要です。この回路は主に4つの構成要素に分けられます。

  1. 原子炉容器: 核連鎖反応によって加熱された燃料集合体を通って水が流れます。
  2. 容積補償器（加圧器​​）：水を一定かつ制御された圧力下に保つために、容積補償器は電気加熱と安全弁を使用して飽和蒸気と水の間の平衡を制御することで圧力を調節します。
  3. 蒸気発生器：蒸気発生器では、一次冷却水の熱を利用して二次回路の水を沸騰させます。
  4. ポンプ: ポンプは回路を通じて水が適切に循環することを保証します。

緊急事態でも原子炉の炉心を継続的に冷却できるように、一次冷却は冗長性を持って設計されています。

二次回路と電気出力

二次回路もさまざまなサブシステムで構成されています。

  1. 蒸気発生器：一次回路からの熱を利用して二次水を沸騰させます。タービンに入る前に、残りの水は蒸気から分離され、蒸気は乾燥します。
  2. タービン：膨張した蒸気はタービンを駆動し、タービンは発電機に接続されます。タービンは高圧部と低圧部に分かれており、効率を高めるために、これらの部の間で蒸気が再加熱されます。VVER-1000型原子炉は1GWの電力を供給します。
  3. 凝縮器: 蒸気は冷却されて凝縮し、廃熱を冷却回路に放出します。
  4. 脱気装置: 冷却剤からガスを除去します。
  5. ポンプ: 循環ポンプはそれぞれ専用の小型蒸気タービンによって駆動されます。

プロセスの効率を高めるため、タービンからの蒸気は、脱気装置と蒸気発生器の前段にある二次回路で冷却水を再加熱するために利用されます。この回路の水は放射性物質を含んでいません。

三次冷却回路と地域暖房

三次冷却回路は、湖や川などの外部貯水池から水を導水する開放型回路です。蒸発冷却塔、冷却池、または冷却池は、発電回路からの廃熱を環境に放出します。

ほとんどのVVERでは、この熱は住宅や産業の暖房にも利用されます。このようなシステムの運用例としては、スロバキアのボフニツェ原子力発電所がトルナヴァ[ 12 ]（12キロメートル[7.5マイル]離れている）、レオポルドフ（9.5キロメートル[5.9マイル]離れている）、フロホヴェツ（13キロメートル[8.1マイル]離れている）の各都市に熱を供給しているほか、チェコ共和国のテメリン原子力発電所が5キロメートル[3.1マイル]離れたティーン・ナド・ヴルタヴォウと26キロメートル[16マイル]離れたチェスケー・ブジェヨヴィツェに熱を供給しています。ドゥコヴァニ原子力発電所からブルノ（チェコ共和国で2番目に大きな都市）に熱を供給し、ブルノの熱需要の3分の2を賄う計画があります。 [ 13 ]

安全バリア

フィンランドのロヴィーサにある 2 基の VVER-440 原子炉には、西側諸国の安全基準を満たす格納容器建屋があります。

原子炉の典型的な設計特徴は、放射性物質の漏洩を防ぐ多層安全障壁です。VVER原子炉は以下の3層構造です。

  1. 燃料棒: ウラン酸化物焼結セラミック燃料ペレットの周囲に密閉されたジルコニウム合金 (ジルカロイ) 被覆が施されており、熱と高圧に耐えるバリアを提供します。
  2. 原子炉圧力容器壁：巨大な鋼鉄製の殻が燃料集合体全体と一次冷却材を密閉して包みます。
  3. 原子炉建屋: 第 1 回路全体を囲むコンクリート製の格納容器建屋は、第 1 回路の破損によって発生する圧力の急上昇に耐えるほどの強度があります。

チェルノブイリ原発事故に関与したRBMK型原子炉と比較すると、VVERは冷却材が減速材を兼ねているため、本質的に安全な設計を採用しており、他のPWRと同様に負のボイド係数を有しています。黒鉛減速RBMK型原子炉に見られるような、冷却材喪失事故時の反応度上昇や大きな出力過渡現象のリスクはありません。また、RBMK型原子炉は、その大きさとコストを理由に、格納容器を備えずに建設されました。VVER型原子炉の炉心はVVER型原子炉よりもかなり小型です。[ 14 ]

燃料サイクルの延長

ロスアトムは2024年、中性子吸収材であるエルビウムとウランを5%（通常の3%～4.95%ではなく）に濃縮した燃料の試験を開始しました。この実験は、ディミトロフグラード原子炉研究所のMIR.M1研究炉で行われています。これにより、現在の燃料サイクルを12～18か月から24か月に延長することが可能になります。[ 15 ]

リミックス燃料

バラコヴォ原子力発電所はリミックス燃料実験に使用されている。2024年12月には、VVER原子炉の閉鎖型核燃料サイクルの実現を目指したパイロットプログラムの第3期最終段階（18ヶ月）が開始された。標準的な濃縮ウランの代わりに、他のVVER原子炉の使用済み核燃料から回収したプルトニウムとリサイクルウランを混合した濃縮ウランが使用される。第3段階のうち最初の2段階を終えた時点で、燃料要素は検査され、最終段階第3段階への使用が承認された。第3段階は2026年に終了する予定で、燃料は取り出され、さらなる研究が行われる。リミックス燃料は、MOX燃料と比較してプルトニウム含有量が最大5%低い。[ 16 ]

バージョン

VVER-440

VVER型の最も初期のバージョンの一つであるVVER-440は、その格納容器の設計に特定の問題を抱えていた。V-230およびそれ以前のモデルは、最初から設計上重要な大規模な配管の破損に耐えられるようには作られていなかったため、製造者は新型のV-213でいわゆるバブルコンデンサータワーを追加した。これは、追加された容積と多数の水層により、格納容器の漏れを起こすことなく急速に漏れる蒸気の力を抑えることを目的としている。その結果、VVER-440、V-230およびそれ以前の設計の原子力発電所を持つすべての加盟国は、欧州連合の政治家によって発電所の永久閉鎖を強いられた。このため、ボフニツェ原子力発電所は2基の原子炉を閉鎖しなければならず、コズウォドゥイ原子力発電所は4基を閉鎖しなければならなかった。一方、グライフスヴァルト原子力発電所の場合、ドイツの規制当局はベルリンの壁崩壊後にすでに同じ決定を下していた。

VVER-1000

2009年のVVER-1000の制御室、コズロドゥイ5号機

VVERは、当初建設されたとき、35年間の運転が想定されていました。その後は、燃料や制御棒チャンネルなどの重要部品の完全交換を含む、寿命半ばでの大規模オーバーホールが必要と考えられていました。[ 17 ] RBMK原子炉は35年で大規模な交換プログラムが指定されていた ため、設計者は当初、RBMK型よりも堅牢な設計であるにもかかわらず、VVER型でもこのプログラムを実施する必要があると判断しました。ロシアのVVERプラントのほとんどは、現在35年の基準に達し、それを過ぎています。最近の設計研究では、機器の交換により寿命を最大50年まで延長することが可能になっています。新しいVVERには、延長された寿命を示す銘板が付けられます。

2010年、ノヴォヴォロネジにある最古のVVER-1000が、運転寿命をさらに20年間延長するための近代化工事のため停止された。このような運転寿命延長工事は初めてである。工事内容には、管理・防護・緊急システムの近代化、およびセキュリティシステムと放射線安全システムの改良が含まれる。[ 18 ]

ロスアトムは2018年、原子炉圧力容器の熱処理技術を開発したと発表した。この技術により、放射線による損傷を軽減し、耐用年数を15年から30年延長することができる。この技術はバラコボ原子力発電所1号機で実証されている。[ 19 ]

VVER-1200

VVER-1200（NPP-2006、AES-2006とも呼ばれる）[ 7 ]は、VVER-1000の発展型で、国内および輸出向けに提供されている。[ 20 ] [ 21 ] 原子炉の設計は燃料効率を最適化するために改良されている。仕様には、1kWあたり1,200ドルの夜間建設費が含まれており、VVER-1000よりも約35%少ない運転人員で済む。VVER-1200の発電端熱効率はそれぞれ37.5%と34.8%である。VVER-1200は1,198MWeの電力を生産する。

VVER-1200の設計寿命は60年で、20年の延長が可能である。[ 22 ] [ 23 ]

最初の2基はレニングラード原子力発電所IIとノヴォボロネジ原子力発電所IIに建設されました。レニングラードII設計と同様のVVER-1200/491 [ 24 ]を搭載した原子炉がさらに計画されており（カリーニングラード原子力発電所とニジニ・ノヴゴロド原子力発電所）、建設中です。ノヴォボロネジ原子力発電所IIに設置されているVVER-1200/392M [ 25 ] は、セヴェルスク原子力発電所、中央原子力発電所、南ウラル原子力発電所にも採用されています。標準型はVVER-1200/513として開発され、VVER-TOI（VVER-1300/510）設計に基づいています。

2012年7月、ベラルーシのオストロベツにAES-2006を2基建設し、ロシアがプロジェクト費用を賄うために100億ドルの融資を行う契約が合意された。 [ 26 ] AES-2006はフィンランドのハンヒキヴィ原子力発電所向けに入札されている。[ 27 ]発電所供給契約は2013年に締結されたが、主にロシアのウクライナ侵攻により2022年に終了した。[ 28 ]

2015年から2017年にかけて、エジプトとロシアはエルダバア原子力発電所にVVER-1200ユニット4基を建設することで合意した。[ 29 ]

2017年11月30日、バングラデシュのルプール原子力発電所において、VVER-1200/523型原子炉2基のうち最初の原子炉島基礎版のコンクリート打設が行われた。この発電所はバングラデシュで2.4GWeの原子力発電所となる。2基のユニットは2023年と2024年に稼働開始予定である。[ 30 ]

2019年3月7日、中国核工業集団とアトムストロイエクスポートは、天湾原子力発電所と徐大堡原子力発電所にそれぞれ2基ずつ、計4基のVVER-1200型原子力発電所建設に関する詳細契約を締結した。建設は2021年5月に開始され、全基の商業運転は2026年から2028年の間に開始される予定である。[ 31 ]

2020年からは18ヶ月周期の燃料補給サイクルが試験的に導入され、従来の12ヶ月周期に比べて稼働率が向上する。[ 32 ] VVER-1200は、日々の負荷に応じて100%から40%の間で出力を可変できるように設計されており、2024年に試験が行われた。[ 33 ]

安全機能

原子力発電所の核部分は、格納容器とミサイルシールドとして機能する単一の建屋に収容されています。原子炉と蒸気発生器に加え、改良型燃料交換装置とコンピュータ化された原子炉制御システムも含まれています。また、非常用炉心冷却システム、非常用ディーゼル電源、非常用給水装置などの非常用システムも同じ建屋に収容されています。

インドのクダンクラム原子力発電所で使用されているVVER-1000のAES-92版では、既存の能動システムに加えて受動的な熱除去システムが追加されていました。このシステムは、新型VVER-1200および将来の設計にも引き継がれています。このシステムは、格納容器ドーム上部に設置された冷却システムと水タンクをベースとしています。[ 34 ] 受動システムは、24時間すべての安全機能を担い、72時間炉心安全を確保します。[ 7 ]

その他の新しい安全システムには、航空機衝突保護、水素再結合装置、重大事故の際に溶融した原子炉の炉心を封じ込めるコアキャッチャーなどがある。 [ 21 ] [ 26 ] [ 35 ]コアキャッチャーは、ルプール原子力発電所とエルダバア原子力発電所に配備される予定である。[ 36 ] [ 37 ]

アックユ原子力発電所のものは、トルコの地理的条件と福島原発事故後の措置の両方を満たすために、VVER-TOIからの最新の地震および規制条件を加えたAES-2006に基づいています。[ 38 ] [ 39 ]

VVER-TOI

VVER-TOIはVVER-1200をベースに開発されたもので、VVER技術に基づく新世代III+発電ユニットの典型的な最適化された情報先進プロジェクトの開発を目的としており、最新の情報技術と管理技術を用いて、多くの目標指向パラメータを満たしています。[ 40 ]

VVER-1200からの主な改良点は以下の通りである。[ 4 ]

  • 総出力1300MWeに増加
  • 改良された圧力容器
  • 冷却性能を向上させるためのコア設計の改良
  • パッシブセーフティシステムのさらなる開発
  • 40ヶ月の建設期間で建設コストと運用コストを削減
  • 低速タービンの使用
  • 最長100年の耐用年数（設計寿命60年、延長40年）[ 41 ] [ 42 ]

2019年6月、VVER-TOIは原子力発電所に対する欧州公益事業要件（一定の留保付き）に準拠していることが認定されました。[ 4 ]

最初の2基のVVER-TOIユニットの建設は、クルスクII原子力発電所で2018年と2019年に開始されました。[ 43 ] [ 4 ]クルスクII原子力発電所の最初のユニットは、2025年12月31日に送電網に接続されました。[ 44 ]

VVER-S-600

中出力VVER-S-600は開発中のVVER技術であり、MOX燃料をフルに活用することで燃料サイクルの完結を促進することを目指している。[ 45 ]ロスアトムは、これにより天然ウランの消費量を50%削減できると主張している。[ 45 ]名称の「S」はスペクトルシフト制御を表している。[ 46 ]

従来のVVER技術では、燃焼と吸収の初期反応度制御にホウ素システムを利用しています。これとは対照的に、VVER-S原子炉は、ホウ素に頼らずに、運転中に減速材と燃料の比率を調整することで制御を行っています。[ 46 ]これは、炉心内の指定された燃料集合体チャネルにある水ディスプレイスメント棒を取り外すことで実現されています。[ 47 ]これらのディスプレイスメント棒は、燃料サイクルの開始時に炉心に導入され、減速材と燃料の比率を下げ、それによって中性子スペクトルを硬くします。これにより、U-238の中性子捕獲が促進され、Pu-239が生成されます。[ 47 ]しかし、サイクルの終わりにこれらのディスプレイスメント棒が取り外されると、中性子スペクトルが軟化して反応度が増加します。[ 47 ]

VVER-S-600の設計寿命は80年である。[ 45 ] VVER-S-600の推定増殖比は0.7～0.8で、従来のVVERの0.35～0.4と比較して低い。[ 47 ] MOX燃料を使用することで、サイクル長は少なくとも24か月になると予想される。[ 48 ]

発電所

運用中、計画中、建設中のVVER施設のリスト
発電所国地理位置情報原子炉注記
アックユ七面鳥北緯36度8分40秒 東経33度32分28秒 / 北緯36.14444°、東経33.54111° / 36.14444; 33.54111 （アックユ原子力発電所）（4×VVER-1200/513）建設中。[ 49 ]
アストラベッツベラルーシ北緯54度45分40秒 東経26度5分21秒 / 北緯54.76111度、東経26.08917度 / 54.76111; 26.08917 （アストラベツ原子力発電所）（VVER-1200/491×2）1号機は2020年から稼働している。[ 50 ] 2号機は2023年5月に稼働を開始した。[ 51 ]
バラコヴォロシア北緯52度5分28秒 東経47度57分19秒 / 北緯52.09111度、東経47.95528度 / 52.09111; 47.95528 （バラコボ原子力発電所）VVER-1000/320 × 4 (VVER-1000/320 × 2)5号機と6号機の建設は中止。解体予定。[ 52 ]
ベレネブルガリア北緯43度37分46秒、東経25度11分12秒 / 北緯43.62944度、東経25.18667度 / 43.62944; 25.18667 （ベレネ原子力発電所）（VVER-1000/466B×2台）2012年に停止された。[ 53 ]
ボフニツェスロバキア北緯48度29分40秒 東経17度40分55秒 / 北緯48.49444度 東経17.68194度 / 48.49444; 17.68194 （ブフニツェ原子力発電所）2×VVER-440/230 2×VVER-440/2132つの発電所に分割され、それぞれ2基の原子炉を備えたV-1とV-2。V-1発電所のVVER-440/230ユニットは2006年と2008年に閉鎖された。[ 54 ]
ブシェフルイラン北緯28度49分46.64秒 東経50度53分09.46秒 / 北緯28.8296222度、東経50.8859611度 / 28.8296222; 50.8859611 （ブシェール原子力発電所）VVER-1000/446 × 1

(1 × VVER-1000/528 AES-92 Gen III+)

1号機は2011年から稼働している。[ 55 ] 2号機は建設中、3号機は準備中である。[ 56 ]
ドゥコヴァニチェコ共和国4 × VVER 440/2132009年から2012年にかけて510MWに増強。522MWへの増強が計画されている。[ 57 ]
エル・ダバアエジプト北緯31度2分39秒 東経28度29分52秒 / 北緯31.04417度、東経28.49778度 / 31.04417; 28.49778 （エル・ダバア原子力発電所）（4 × VVER-1200/529）建設中。[ 58 ] [ 59 ] [ 60 ]
グライフスヴァルトドイツ4 × VVER-440/230 1 × VVER-440/213 (3 × VVER-440/213)廃止。6号機は完成していたが、運転は行われなかった。7号機と8号機の建設は中止された。
カリニンロシア2 × VVER-1000/338 2 × VVER-1000/3204号機の建設は1991年に中断され、3号機の建設は1990年に減速した。1990年代初頭に3号機の建設が再開され、2004年に稼働を開始した。4号機は2012年に稼働を開始した。[ 61 ]
ハンヒキヴィフィンランド1 × VVER-1200/4912022年3月時点で無期限延期。[ 62 ] 2022年5月に契約終了。[ 28 ]
フメリニツキーウクライナ2 × VVER-1000/320 (2 × VVER-1000/392B)4号機の建設は2021年に中止された。3号機はチェコのシュコダJS社製のVVER-1000で完成する予定で、5号機と6号機はウェスティングハウス社製のAP1000で契約締結済み。[ 63 ]
コラロシア2×VVER-440/230 2×VVER-440/213すべてのユニットの運転寿命が60年に延長されました。[ 64 ]
クダンクラムインド北緯8度10分08秒 東経77度42分45秒 / 北緯8.16889度、東経77.71250度 / 8.16889; 77.71250 （クダンクラム原子力発電所）2 × VVER-1000/412 (AES-92) (4 × VVER-1000/412) (AES-92)1号機は2013年7月13日から稼働中。2号機は2016年7月10日から稼働中。[ 65 ] 3、4、5、6号機は建設中。
コズロドゥイブルガリア4 × VVER-440/230 2 × VVER-1000/320旧型のVVER-440/230型原子炉は2004年から2007年にかけて閉鎖された。5号機と6号機は1040MWに出力向上した。[ 66 ] [ 67 ] [ 68 ] [ 69 ]
クルスク IIロシア北緯51度41分18秒 東経35度34分24秒 / 北緯51.68833度、東経35.57333度 / 51.68833; 35.57333 （クルスクII原子力発電所）2 × VVER-TOI

（2 × VVER-TOI）

最初のVVER-TOIは2025年12月に系統に接続される予定である。[ 43 ] [ 70 ]
レニングラード IIロシア北緯59度49分52秒 東経29度03分35秒 / 北緯59.83111度、東経29.05972度 / 59.83111; 29.05972 （レニングラードII原子力発電所）2 × VVER-1200/491 (AES-2006)

(2 × VVER-1200/491 (AES-2006))

これらのユニットはVVER-1200/491（AES-2006）のプロトタイプであり、ユニット1は2018年10月から、ユニット2は2021年3月から商業運転されています。
ロヴィーサフィンランドVVER-440/213×2西側諸国の制御システムと明らかに異なる格納構造。後に530MWの出力に改造さ​​れた。
メツァモールアルメニアVVER-440/270×21基の原子炉は1989年に停止され、2号機は2036年に廃止が予定されている。
モホフツェスロバキア3 × VVER-440/213 (1 × VVER-440/213)4号機は1985年から建設中で、3号機は2023年に稼働開始、4号機は2026年に稼働開始予定である。[ 71 ]
ノヴォヴォロネジロシア1 × VVER-210 (V-1) 1 × VVER-365 (V-3M) 2 × VVER-440/179 1 × VVER-1000/187全てのユニットはプロトタイプです。1号機と2号機は停止しています。3号機は2002年に近代化されました。[ 72 ]
ノヴォヴォロネジ IIロシア北緯51°15′53.964″ 東経39°12′41.22″ / 北緯51.26499000度 東経39.2114500度 / 51.26499000; 39.2114500 （ノヴォボロネジ第2原子力発電所）2 × VVER-1200/392M (AES-2006)ユニット 1 は VVER-1200/392M (AES-2006) のプロトタイプであり、2017 年に稼働を開始し、ユニット 2 は 2019 年に稼働を開始しました。
パクシュハンガリーVVER-440/213 × 4 (VVER-1200/517 × 2)2基のVVER-1200ユニットが建設中。[ 73 ]
ラインスベルクドイツ1 × VVER-70（V-2）1990年に廃止されたユニット
リヴネウクライナ2 × VVER-440/213 2 × VVER-1000/320 (2 × VVER-1000/320)4号機は1990年に停止され、1993年に非常に遅い進捗で再開されました。5号機と6号機の計画は1990年に停止されました。
ループルバングラデシュ北緯24度6分47秒、東経89度4分07秒 / 北緯24.11306度、東経89.06861度 / 24.11306; 89.06861 （ルプール原子力発電所）2 × VVER- 1200/5231号機と2号機は建設中。[ 74 ]
ロストフロシア北緯47度35分57.63秒 東経42度22分18.76秒 / 北緯47.5993417度 東経42.3718778度 / 47.5993417; 42.3718778 （ザポリージャ原子力発電所）VVER-1000/320×4 1990年に建設が中断されたが、1号機はほぼ100%完成していた。1999年から2000年にかけて建設が再開され、1号機は2001年に、4号機は2018年に稼働を開始した。[ 75 ]
南ウクライナウクライナ1 × VVER-1000/302 1 × VVER-1000/338 1 × VVER-1000/320 (1 × VVER-1000/320)4号機の建設は1989年に中断され、1991年に中止された。[ 76 ]
シュテンダールドイツ（4×VVER-1000/320）1991年のドイツ統一後、4基すべての建設は中止された。[ 77 ]
テメリンチェコ共和国VVER-1000/320 × 2

（VVER-1000/320×2）

西側制御システム。両ユニットとも1086MWeにアップグレードされ、それぞれ2000年と2002年に稼働を開始した。3号機と4号機（同型）は1990年に政権交代により建設中止となり、基礎工事のみが完成した。現在、3号機と4号機はKHNPのAPR1000で計画されている。[ 78 ]
天湾中国北緯34度41分13秒 東経119度27分35秒 / 北緯34.68694度 東経119.45972度 / 34.68694; 119.45972 (天湾原子力発電所)2 × VVER-1000/428 (AES-91) 2 × VVER-1000/428M (AES-91) (2 × VVER-1200/491)VVER-1200の建設は2021年5月と2022年2月に開始されました。[ 79 ] [ 80 ]
徐達宝中国北緯40度21分5秒 東経120度32分45秒 / 北緯40.35139度 東経120.54583度 / 40.35139; 120.54583 （徐大堡原子力発電所）（VVER-1200/491×2）最初の原子炉の建設は2021年7月28日に開始され、2番目の原子炉の建設は2022年5月19日に開始されました。[ 81 ] [ 82 ]
ザポリージャウクライナ北緯47度30分30秒 東経34度35分04秒 / 北緯47.50833度、東経34.58444度 / 47.50833; 34.58444 （ザポリージャ原子力発電所）6 × VVER-1000/320ヨーロッパ最大の原子力発電所。最後のユニットは1996年に稼働開始。
ジャンビル（アルマティ地方）[ 83 ]カザフスタン（VVER-1200×2台）VVER-1200はカザフスタンに建設されることが決定し、カザフスタン初の大規模（1GW以上）原子力発電所となった（以前稼働していたのはBN-350）。

技術仕様

仕様 VVER-210 [ 84 ]VVER-365 VVER-440 VVER-1000 VVER-1200 （V-392M）[ 85 ] [ 86 ] [ 87 ]VVER-1300 [ 88 ] [ 89 ] [ 90 ]
熱出力、MW76013251375300032123300
効率、純%25.525.729.731.735.7 [注 1 ]37.9
蒸気圧（100 kPa）
     タービンの前で29.029.044.060.070.0
     最初の回路で100105125160.0165.1165.2
水温、℃： 
     炉心冷却材入口250250269289298.2 [ 91 ]297.2
     コア冷却出口269275300319328.6328.8
等価コア径、m2.882.882.883.12—
有効コア高さ、m2.502.502.503.50—3.73 [ 92 ]
燃料棒の外径、mm10.29.19.19.19.19.1
集合体内の燃料棒の数90126126312312313
燃料集合体数[ 84 ] [ 93 ]349

（312+アーク（SUZ）37）

349

（276+ARK 73）

349 (276+ARK 73)、(312+ARK 37) コラ151 (109+SUZ 42)、

163

163163
ウラン積載量（トン）3840426676～85.587.3
平均ウラン濃縮度、%2.03.03.54.264.69
平均燃料燃焼度、MW・日/kg13.027.028.648.455.5

分類

VVERモデルと設備[ 94 ]
世代名前モデル国発電所
私VVER V-210（V-1）[ 95 ]ロシアノボヴォロネジ 1 号 (廃止)
V-70（V-2）[ 96 ]東ドイツラインスベルク（KKR）（廃止）
V-365（V-3M）ロシアノボヴォロネジ 2 (廃止)
IIVVER-440 V-179ロシアノボヴォロネジ 3 (廃止) - 4
V-230ロシアコラ 1-2
東ドイツグライフスヴァルト1-4（廃止）
ブルガリアコズロドゥイ1-4（廃止）
スロバキアボフニツェ I 1-2（退役）
V-213ロシアコラ 3-4
東ドイツグライフスヴァルト5（廃止）
ウクライナリヴネ 1-2
ハンガリーパックス1-4
チェコ共和国ドゥコヴァニ 1-4
フィンランドロヴィーサ 1-2
スロバキアボフニツェ II 1-2モホフツェ 1-2
V-213+スロバキアモホフツェ 3モホフツェ 4 (建設中)
V-270アルメニアアルメニア語-1（廃止）アルメニア語-2
3VVER-1000 V-187ロシアノヴォヴォロネジ 5
V-302ウクライナ南ウクライナ1
V-338ウクライナ南ウクライナ2
ロシアカリニン 1-2
V-320ロシアバラコヴォ 1-4カリニン 3-4ロストフ 1-4
ウクライナリウネ 3-4ザポリージャ 1-6フメリニツキー 1-2南ウクライナ 3
ブルガリアコズロドゥイ 5-6
チェコ共和国テメリン 1-2
V-428中国天湾 1-2
V-428M中国天湾 3-4
V-412インドクダンクラム 1-2クダンクラム 3-6 (建設中)
V-446イランブシェフル1
III+VVER-1000 V-528イランブシェフル2（建設凍結）
VVER-1200 V-392Mロシアノヴォヴォロネジ II 1-2
V-491ロシアバルト1-2（建造凍結）レニングラードII1-2レニングラードII3-4（建造中）
ベラルーシベラルーシ 1-2
中国天湾 7-8 (建設中)徐達堡 3-4 (建設中)
V-509七面鳥アクユ1-4（建設中）
V-523バングラデシュループル1-2（建設中）
V-529エジプトエル・ダバア 1-4 (建設中)
VVER-1300 V-510Kロシアクルスク II 1クルスク II 2（建造中）

参照

注記

参考文献

  1. ^ 「クダンクルラム原子力発電所が発電を開始、南部電力網に接続」タイムズ・オブ・インディア。
  2. ^ 「Historical notes」 . OKB Gidropress. 2011年6月17日時点のオリジナルよりアーカイブ。 2011年9月20日閲覧。
  3. ^ a b「WWER型原子炉プラント」。OKBギドロプレス。2016年4月17日時点のオリジナルよりアーカイブ。2013年4月25日閲覧。
  4. ^ a b c d e「ロシアのVVER-TOI原子炉、欧州の電力会社が認証」ワールド・ニュークリア・ニュース、2019年6月14日。 2019年6月14日閲覧。
  5. ^ 「ドイツの原子炉」、世界原子力協会
  6. ^ H. Böck教授. 「WWER/VVER（ソ連設計の加圧水型原子炉）」（PDF） .ウィーン工科大学. オーストリア原子力研究所. 2011年9月28日閲覧。
  7. ^ a b c Fil, Nikolay (2011年7月26日～28日). 「VVER原子力発電所の現状と展望」(PDF) . OKB Gidropress . IAEA. 2013年11月3日時点のオリジナル(PDF)からアーカイブ。 2011年9月28日閲覧。
  8. ^ 「ロスアトム、英国と米国でVVERの認証取得を計画」 Novostienergetiki.re、2012年6月6日。 2012年6月21日閲覧。
  9. ^ Svetlana Burmistrova (2013年8月13日). 「ロシアのロスアトム、英国での原子力契約を検討」ロイター. 2016年1月14日時点のオリジナルよりアーカイブ。 2013年8月14日閲覧。
  10. ^ 「原子炉容器ヘッドの劣化 - 画像 | NRC.gov」。
  11. ^ 「アトムマッシュ社がアックユ原子力発電所（トルコ）第1号機の原子炉カバーを製造」 Aemtech.ru. 2020年11月26日. 2022年3月8日閲覧。
  12. ^ 「スロバキアのエネルギー」 www.energyinslovakia.sk . 2017年7月5日時点のオリジナルよりアーカイブ。2017年3月17日閲覧。
  13. ^ 「チェコ共和国の原子力発電 - チェコの原子力発電」世界原子力協会。
  14. ^ヒギンボサム、アダム（2020年2月4日）『チェルノブイリの真夜中：世界最大の原子力災害の知られざる物語』サイモン＆シュスター社、ISBN 9781501134630– Google ブックス経由。
  15. ^ 「ロスアトム、核燃料濃縮度向上を目指して原子炉試験を開始」ワールド・ニュークリア・ニュース、2024年12月11日。 2024年12月11日閲覧。
  16. ^ 「REMIX核燃料試験の最終サイクルが進行中」ワールド・ニュークリア・ニュース、2024年12月3日。 2025年3月18日閲覧。
  17. ^マルティ・アンティラ、トゥッカ・ラティネン。「ロヴィーサ原子力発電所における最近の炉心設計と運転経験」(PDF)。Fortum Nuclear Services LTD、エスポー、フィンランド。 IAEA 。2011 年9 月 20 日に取得。
  18. ^ 「ロシア最古のVVER-1000で近代化工事が開始」 Nuclear Engineering International. 2010年9月30日. 2011年6月13日時点のオリジナルよりアーカイブ。2010年10月10日閲覧。
  19. ^ 「ロスアトム、VVER-1000ユニット向けアニーリング技術を発表」 World Nuclear News、2018年11月27日。 2018年11月28日閲覧。
  20. ^ “AES-2006 (VVER-1200)” . ロスアトム. 2011年8月26日時点のオリジナルよりアーカイブ。 2011年9月22日閲覧。
  21. ^ a b Asmolov, VG (2009年9月10日). 「VVER技術に基づく原子力発電所設計の開発」(PDF) . ロスアトム. 2012年8月9日閲覧.
  22. ^ “ノボヴォロネジ II-2 の物理的な起動が近づく” . world-nuclear-news.org。 2019 年 3 月 25 日。2019 年3 月 25 日に取得。
  23. ^ 「Rooppur 1号機へのダミー燃料の積み込み開始」 world-nuclear-news.org . 2024年9月18日. 2024年9月19日閲覧。
  24. ^ステータスレポート 108 - VVER-1200 (V-491) (PDF) (レポート)。ロスアトム。 2014年。2016 年12 月 31 日に取得。
  25. ^ 「WWER-1000原子炉プラント（V-392）」。OKBギドロプレス。2011年6月17日時点のオリジナルよりアーカイブ。 2011年9月22日閲覧。
  26. ^ a b「ベラルーシのロシア製AES 2006原子炉2基の建設契約に100億ドルが締結」 I-Nuclear、2012年7月19日。 2012年8月8日閲覧。
  27. ^ 「ロスアトムがフェンノヴォイマに投資」ワールド・ニュークリア・ニュース、2014年3月28日。 2014年3月29日閲覧。
  28. ^ a b「フェンノヴォイマ、ロスアトムとのハンヒキヴィ1原子力発電所の納入契約を解除」ハンヒキヴィ1 . 2022年8月18日閲覧。
  29. ^ "「エル・ダバアの『着工通知』契約が締結」。ワールド・ニュークリア・ニュース。2017年12月11日。 2017年12月12日閲覧。
  30. ^ 「バングラデシュのループル原子力発電所1号機に最初のコンクリートが打設される」 www.nucnet.org NucNet asbl ブリュッセル 2017年11月30日2017年11月30日閲覧。
  31. ^ 「AtomStroyExport、中国プロジェクトのスケジュールを発表」 World Nuclear News、2019年4月3日。 2019年4月3日閲覧。
  32. ^ 「ロシア、VVER-1200の燃料サイクルを延長へ」 Nuclear Engineering International. 2020年3月3日. 2020年3月7日閲覧。
  33. ^ 「VVER燃料は柔軟な出力試験で信頼性があるとロスアトムが発表」ワールド・ニュークリア・ニュース、2024年7月16日。 2024年7月16日閲覧。
  34. ^ VG Asmolov (2011年8月26日). 「VVERにおける受動的安全性」 . JSC Rosenergoatom . Nuclear Engineering International. 2012年3月19日時点のオリジナルよりアーカイブ。2011年9月6日閲覧。
  35. ^ 「VVER-1200型原子炉の初号機が商業運転を開始」ワールド・ニュークリア・ニュース、2017年3月2日。 2017年3月3日閲覧。
  36. ^ 「Rooppur 1でコアキャッチャーの設置が進行中」。World Nuclear News 。 2019年6月5日閲覧。
  37. ^ 「エジプトの原子力発電所にメルトトラップが発注」 Nuclear Engineering International、2018年2月6日。 2018年2月9日閲覧。
  38. ^ “アックユでの具体的な進捗状況” . 2019年4月10日。
  39. ^ 「Akkuyuを確固たる基盤の上に置く」 2019年6月4日。
  40. ^ "Создание типового проекта оптимизированного информатизированного энергоблока технологии ВВЭР (ВВЭР-ТОИ)」。ロスアトム核エネルギー国営企業。2012 年 4 月 25 日にオリジナルからアーカイブされました。2011 年 10 月 28 日に取得。
  41. ^ 「クルスクII-1原子炉容器が納入」 world-nuclear-news.org . 2021年9月20日. 2024年9月19日閲覧。
  42. ^ 「原子炉容器がクルスクIIの2号機に納入」 world-nuclear-news.org . 2023年11月21日. 2024年9月19日閲覧。
  43. ^ a b「AEMテクノロジー、初のVVER-TOIで節目を迎える」ワールド・ニュークリア・ニュース、2018年4月17日。 2018年4月18日閲覧。
  44. ^ 「クルスクII原発第1号機、送電網に接続」ワールド・ニュークリア・ニュース、2026年1月2日。 2026年1月12日閲覧。
  45. ^ a b c「VVER-SとMOX燃料の試験の新たな段階」 World Nuclear News . 2025年3月18日. 2025年7月16日時点のオリジナルよりアーカイブ。2025年7月16日閲覧。
  46. ^ a b「コラIIに600MWユニット4基建設計画」 World Nuclear News . 2025年7月2日. 2025年7月16日時点のオリジナルよりアーカイブ。 2025年7月16日閲覧。
  47. ^ a b c d「Fresh Look at Reactor Classics」 2025年7月16日. 2025年3月21日時点のオリジナルよりアーカイブ。 2025年7月16日閲覧。
  48. ^ “Что известно о строительстве Кольской АЭС-2” .ヴェドモスチ。 2025年7月2日。2025-10-24 にオリジナルからアーカイブされました。2025 年 10 月 24 日に取得。
  49. ^ 「トルコ、さらに2基の原子力発電所の建設工事を開始：エルドアン」 Daily Sabah . 2021年11月9日. 2021年11月12日時点のオリジナルよりアーカイブ。 2021年11月12日閲覧。
  50. ^ネーゲル、クリスティーナ (2020 年 11 月 7 日)。「Belarus' erstes AKW geht ans Netz」 [ベラルーシ初の原子力発電所が送電網にある]。ターゲッシャウ（ドイツ語）。 2020年11月8日のオリジナルからアーカイブ。
  51. ^ 「ベラルーシ原子力発電所2号機、2023年5月15日に送電網に接続」World Nuclear News . 2023年5月15日. 2023年11月9日時点のオリジナルよりアーカイブ。 2024年1月23日閲覧。
  52. ^ “На Балаковской АЭС снесут 2 энергоблока... | Типичный Балаково! | VK” . vk.com 。2023 年 4 月 22 日に取得。
  53. ^ 「ブルガリア議会、ベレネ原子力発電所の建設中止を決議」ワールド・ニュークリア・レポート、2013年2月27日。 2014年9月22日閲覧。
  54. ^ “Vyřazování reaktorů V1 v ヤスロフスキーフ・ボフニチチ bylo dokončeno” . oEnergetice.cz (チェコ語)。 2025年7月24日。2025-07-24 にオリジナルからアーカイブされました。2026 年 1 月 13 日に取得。
  55. ^ 「PRIS - 原子炉の詳細」pris.iaea.org . 2025年8月16日閲覧。
  56. ^ 「PRIS - 原子炉の詳細」pris.iaea.org . 2025年8月16日閲覧。
  57. ^ “Dukovany na vyšší výkon. ČEZ chce z elektrárny vytáhnout více energie” . Euro.cz (チェコ語) 。2023 年 4 月 22 日に取得。
  58. ^ Ezzidin, Toqa (2015年11月29日). 「エル・ダバア原子力発電所、2024年に発電開始：首相」 .デイリーニュース. エジプト. 2017年3月22日閲覧。
  59. ^ 「エジプトとロシア、エル・ダバア原子力発電所に関する2つの契約で合意」 Nuclear Engineering International、2017年3月20日。 2017年3月22日閲覧。
  60. ^ファラグ・モハメド（2017年3月14日）「ロシア、ダバア基地に類似した核施設の稼働を開始」デイリー​​ニュース、エジプト。 2017年3月26日閲覧。
  61. ^ “Kernkraftwerk Kalinin – Nucleopedia” . de.nucleopedia.org 。2023 年 4 月 22 日に取得。
  62. ^ 「ハンヒキビ1号機の認可延期の影響は依然として不明」ワールド・ニュークリア・ニュース。
  63. ^ 「ウクライナ、フメリニツィキー原子力発電所」。Power Technology 。2023年1月2日閲覧。
  64. ^ 「コラ原子力発電所ははるかに安全」。2013年9月24日時点のオリジナルよりアーカイブ。2023年12月18日閲覧。
  65. ^クダンクラム原子力発電所が臨界に到達
  66. ^ 「PRIS - 原子炉の詳細」pris.iaea.org . 2026年1月12日閲覧。
  67. ^ 「PRIS - 原子炉の詳細」pris.iaea.org . 2026年1月12日閲覧。
  68. ^ 「PRIS - 原子炉の詳細」pris.iaea.org . 2026年1月12日閲覧。
  69. ^ 「PRIS - 原子炉の詳細」pris.iaea.org . 2026年1月12日閲覧。
  70. ^ 「PRIS - 原子炉の詳細」pris.iaea.org . 2026年1月12日閲覧。
  71. ^ 「スロバキアの新原子力発電所、稼働開始に近づく」ロイター通信2022年10月24日閲覧2023年1月2日モホフツェ4号機が完成すれば、3号機の稼働開始から約2年後、スロバキアは他の欧州連合諸国への純電力輸出国になると予想されている。
  72. ^ 「ノヴォボロネジ3号機の新たな生命」。Nuclear Engineering International。2002年6月3日。2011年7月14日時点のオリジナルよりアーカイブ。2011年3月9日閲覧。
  73. ^ "Elkezdődött a -5 méterig terjedő talajkiemelés" .パックス２． 2022-08-29 。2023 年 4 月 24 日に取得。
  74. ^ 「ループル原子力発電所、イシュワルディ」。電力技術。
  75. ^ “Kernkraftwerk Rostow – Nucleopedia” . de.nucleopedia.org 。2023 年 4 月 22 日に取得。
  76. ^ 「南ウクライナ原子力発電所」 Uatom.org 2015年7月16日. 2023年4月22日閲覧。
  77. ^ 「(GRS 112) シュテンダール原子力発電所A号機（WWER-1000/W-320型）の安全関連評価 | GRS gGmbH」 www.grs.de (ドイツ語) . 2023年4月22日閲覧。
  78. ^ “Korejský 反応器 APR1000: nejlepší řešení pro Česko - iDNES.cz” . iDNES.cz (チェコ語)。 2024年6月22日。2024-07-21 のオリジナルからアーカイブされました。2026 年 1 月 12 日に取得。
  79. ^ 「PRIS - 原子炉の詳細」pris.iaea.org . 2025年8月17日閲覧。
  80. ^ 「PRIS - 原子炉の詳細」pris.iaea.org . 2025年8月17日閲覧。
  81. ^ 「PRIS - 原子炉の詳細」pris.iaea.org . 2025年8月17日閲覧。
  82. ^ 「PRIS - 原子炉の詳細」pris.iaea.org . 2025年8月17日閲覧。
  83. ^ 「カザフスタン、初の原子力発電所建設にロスアトムを選択」ワールド・ニュークリア・ニュース、2025年6月16日。 2025年6月17日閲覧。
  84. ^ a b V.V.セミョノフ (1979)。「Основные физико-технические характеристики реакторных установок ВВЭР」(PDF)。 IAEA。
  85. ^ “Нововоронежская АЭС-2” (PDF) . www.rosenergoatom.ru。
  86. ^ “Реакторные установки ВВЭР с. 49” (PDF) . www.gidropress.ru。2018-10-24 のオリジナル(PDF)からアーカイブ。2019年4月19日に取得。
  87. ^ Андрувечко С.А. идр。 （2010年）。「АЭС с реактором типа ВВЭР-1000」。
  88. ^ Беркович В.Я.、Семченков Ю.М. （2012年）。「Перспективные проекты реакторных установок ВВЭР」(PDF)。www.rosenergoatom.ru。2018-07-18 のオリジナル(PDF)からアーカイブ。2019年4月19日に取得。
  89. ^ Долгов А.В. （2014年）。「Разработка и усоверленствование ядерного топлива для активных зон энергетических установок」(PDF)。www.rosenergoatom.ru。2018-07-19 のオリジナル(PDF)からアーカイブ。2019年4月19日に取得。
  90. ^ Якубенко И. А. （2013年）。"Основные перспективные конфигурации активных зон новых поколений реакторов типа ВВЭР"。 Издательство Национального исследовательского ядерного университета "МИФИ"。 p. ５２．2018年11月11日に取得。
  91. ^ В.П.Поваров (2016). 「Перспективные проекты реакторных установок ВВЭР с. 7」(PDF)。www.rosenergoatom.ru。2018-11-23 のオリジナル(PDF)からアーカイブ。2019年4月19日に取得。
  92. ^ Беркович Вадим Яковлевич, Семченков Юрий Михайлович (2016 年 5 月).Развитие технологии ВВЭР – приоритет Росатома[VVER技術の開発はロスアトムの優先事項である] (PDF) (ロシア語) (rosenergoatom.ru ed.). p. 5.オリジナル(PDF)から2018年11月23日にアーカイブ。2019年4月19日閲覧。25-27
  93. ^ Сергей ПАНОВ. 「У истоков водо-водяных」。アトミックエキスパート.com。2018-07-05 のオリジナルからアーカイブ。2018年7月19日に取得。
  94. ^ 「今日のVVER」（PDF）ロスアトム。 2018年5月31日閲覧。
  95. ^ Сергей Панов. 「У истоков водо-водяных」。アトミックエキスパート.com。2018-07-05 のオリジナルからアーカイブ。2018年7月19日に取得。
  96. ^ Денисов В.П. 「Эволюция водо-водяных энергетических реакторов для АЭС p.246」。
「 https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=VVER&oldid=1333744099」から取得