VVER - VVER
VVER reaktör sınıfı | |
---|---|
Nesil |
I. Nesil reaktör II. Nesil reaktör III. Nesil reaktör III+ Nesil reaktör |
reaktör konsepti | basınçlı su reaktörü |
reaktör hattı | VVER (Voda Voda Energo Reaktörü) |
reaktör türleri | VVER-210 VVER-365 VVER-440 VVER-1000 VVER-1200 VVER-TOI |
Reaktör çekirdeğinin ana parametreleri | |
Yakıt ( bölünebilir malzeme ) | 235 U ( LEU ) |
yakıt durumu | Sağlam |
nötron enerji spektrumu | termal |
Birincil kontrol yöntemi | Kontrol çubukları |
Birincil moderatör | Suçlu |
Birincil soğutucu | Sıvı ( hafif su ) |
reaktör kullanımı | |
Birincil kullanım | elektrik üretimi |
Güç (termal) | 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 |
Güç (elektrik) | 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 |
Su, su enerjik reaktör ( WWER ) veya VVER (adlı Rusça : водо-водяной энергетический реактор ; olarak çevirisi şu Vodo-vodyanoi Energetichesky Reaktor , suda su reaktörü ) 'in bir dizi basınçlı su reaktöründe orijinal olarak geliştirilen tasarımlar Sovyetler Birliği ve şimdi Rusya , OKB Gidropress tarafından . Böyle bir reaktör fikri Kurchatov Enstitüsü'nde Savely Moiseevich Feinberg tarafından önerildi . VVER ilk olarak 1970'lerden önce geliştirildi ve sürekli güncellendi. Sonuç olarak, VVER adı, I. nesil reaktörlerden modern III+ nesil reaktör tasarımlarına kadar uzanan çok çeşitli reaktör tasarımlarıyla ilişkilendirilir. Güç çıkışı , geliştirme aşamasında 1700 MWe'ye kadar tasarımlarla 70 ila 1300 MWe arasında değişmektedir . İlk prototip VVER-210, Novovoronej Nükleer Santralinde inşa edildi .
VVER elektrik santralleri çoğunlukla Rusya ve eski Sovyetler Birliği'nde, ayrıca Çin, Çek Cumhuriyeti, Finlandiya, Almanya, Macaristan, Slovakya, Bulgaristan, Hindistan, İran ve Ukrayna'da kurulmuştur. VVER reaktörlerini piyasaya sürmeyi planlayan ülkeler arasında Bangladeş, Mısır, Ürdün ve Türkiye yer alıyor.
Tarih
En eski VVER'ler 1970'den önce inşa edildi. VVER-440 Model V230, 440 MW elektrik gücü sağlayan en yaygın tasarımdı . V230, her biri yatay bir buhar jeneratörüne sahip altı ana soğutma sıvısı döngüsü kullanır . VVER-440'ın değiştirilmiş bir versiyonu olan Model V213, Sovyet tasarımcıları tarafından benimsenen ilk nükleer güvenlik standartlarının bir ürünüydü . Bu model, ek acil durum çekirdek soğutma ve yardımcı besleme suyu sistemlerinin yanı sıra yükseltilmiş kaza tespit sistemlerini içerir.
Daha büyük VVER-1000, 1975'ten sonra geliştirildi ve sprey buhar bastırma sistemine ( Acil Durum Çekirdek Soğutma Sistemi ) sahip muhafaza tipi bir yapıya yerleştirilmiş dört döngülü bir sistemdir . VVER reaktör tasarımları, Batı nesli III reaktörlerle ilişkili otomatik kontrol, pasif güvenlik ve muhafaza sistemlerini içerecek şekilde detaylandırılmıştır .
VVER-1200, yaklaşık 1200 MWe'ye (brüt) artırılmış güç çıkışı ile VVER-1000'in bir evrimi olan ve ek pasif güvenlik özellikleri sağlayan şu anda inşaat için sunulan versiyondur.
2012'de Rosatom, gelecekte VVER'i İngiliz ve ABD düzenleyici makamlarıyla sertifikalandırmayı amaçladığını, ancak 2015'ten önce bir İngiliz lisansı başvurusunda bulunma olasılığının düşük olduğunu belirtti.
İlk VVER-1300 (VVER-TOI) 1300 MWE ünitesinin inşaatına 2018 yılında başlandı.
Tasarım
Rusça kısaltması VVER, 'su-su enerji reaktörü' anlamına gelir (yani su ile soğutulan, su ile idare edilen enerji reaktörü). Tasarım, bir tür basınçlı su reaktörüdür (PWR). VVER'in diğer PWR'lere kıyasla ana ayırt edici özellikleri şunlardır:
- Yatay buhar jeneratörleri
- Altıgen yakıt grupları
- Basınçlı kapta alt penetrasyon yok
- Büyük bir reaktör soğutucu envanteri sağlayan yüksek kapasiteli basınçlandırıcılar
Reaktör yakıt çubukları , normal (220 ila 320 °C) çalışma sıcaklıklarında kaynamaması için sırasıyla (12,5 / 15,7 / 16,2) MPa basıncında tutulan suya tamamen daldırılır . Reaktördeki su, önemli bir güvenlik özelliği olan hem soğutucu hem de moderatör görevi görür . Soğutucu sirkülasyonu başarısız olursa, nötronları yumuşatmayan buhar kabarcıkları oluşturan artan ısı nedeniyle suyun nötron düzenleyici etkisi azalır, böylece reaksiyon yoğunluğu azalır ve negatif boşluk katsayısı olarak bilinen bir durum soğutma kaybını telafi eder . Reaktörlerin sonraki versiyonları, büyük çelik reaktör basınçlı kaplar içine yerleştirilmiştir. Yakıt düşük oranda zenginleştirilmiştir (yaklaşık %2,4–4,4 235 U) uranyum dioksit (UO 2 ) veya eşdeğeri peletlere preslenir ve yakıt çubuklarına monte edilir.
Reaktivite, reaktöre yukarıdan yerleştirilebilen kontrol çubukları tarafından kontrol edilir. Bu çubuklar bir nötron emici malzemeden yapılmıştır ve sokma derinliğine bağlı olarak zincirleme reaksiyonu engeller . Acil bir durumda, kontrol çubuklarının çekirdeğe tam olarak yerleştirilmesiyle bir reaktör kapatması gerçekleştirilebilir.
Birincil soğutma devreleri
Yukarıda belirtildiği gibi, birincil devrelerdeki su, kaynamasını önlemek için sabit bir yüksek basınç altında tutulur. Su, çekirdekteki tüm ısıyı aktardığından ve ışınlandığından, bu devrenin bütünlüğü çok önemlidir. Dört ana bileşen ayırt edilebilir:
- Reaktör kabı: su, nükleer zincir reaksiyonu ile ısıtılan yakıt gruplarından akar.
- Hacim dengeleyici (basınçlandırıcı): suyu sabit ancak kontrollü basınç altında tutmak için hacim dengeleyici, elektrikli ısıtma ve tahliye vanalarını kullanarak doymuş buhar ve su arasındaki dengeyi kontrol ederek basıncı düzenler .
- Buhar jeneratörü: Buhar jeneratöründe, birincil soğutucu suyun ısısı, ikincil devredeki suyu kaynatmak için kullanılır.
- Pompa: Pompa, suyun devre boyunca uygun şekilde sirkülasyonunu sağlar.
Acil durumlarda reaktör çekirdeğinin sürekli soğutulmasını sağlamak için birincil soğutma yedekli olarak tasarlanmıştır .
İkincil devre ve elektrik çıkışı
İkincil devre ayrıca farklı alt sistemlerden oluşur:
- Buhar jeneratörü: ikincil su, birincil devreden ısı alarak kaynatılır. Türbine girmeden önce kalan su buhardan ayrılarak buharın kuru olması sağlanır.
- Türbin: Genişleyen buhar, bir elektrik jeneratörüne bağlanan bir türbini çalıştırır. Türbin, yüksek ve alçak basınç bölümlerine ayrılmıştır. Verimliliği artırmak için bu bölümler arasında buhar yeniden ısıtılır. VVER-1000 tipi reaktörler 1 GW elektrik gücü sağlar.
- Kondenser: Buhar soğutulur ve yoğuşmasına izin verilir, atık ısı bir soğutma devresine verilir.
- Hava giderici: gazları soğutucudan uzaklaştırır.
- Pompa: sirkülasyon pompalarının her biri kendi küçük buhar türbini tarafından çalıştırılır.
İşlemin verimliliğini artırmak için türbinden gelen buhar, hava giderici ve buhar jeneratöründen önce soğutucuyu yeniden ısıtmak için alınır. Bu devredeki suyun radyoaktif olması gerekmez.
Üçüncül soğutma devresi ve bölgesel ısıtma
Üçüncül soğutma devresi, suyu göl veya nehir gibi bir dış rezervuardan yönlendiren açık devredir. Evaporatif soğutma kuleleri, soğutma havuzları veya havuzlar, atık ısıyı üretim devresinden çevreye aktarır .
Çoğu VVER'de bu ısı ayrıca konut ve endüstriyel ısıtma için de kullanılabilir. Bu tür sistemlerin operasyonel örnekleridir Bohunice NPP ( Slovakya ) kasabalarına tedarik ısı Trnava (12 km uzaklıkta), Leopoldov (9.5 km uzaklıkta), ve Hlohovec (13 km uzaklıkta) ve Temelin NPP ( Çek Cumhuriyeti ısı uygulanıp) Týn nad Vltavou 5 km uzaklıktadır. Planlar ısıyı sunmak içindir Dukovany NGS için Brno onun ısı ihtiyacının üçte ikisini kapsayan (Çek Cumhuriyeti ikinci büyük şehir).
Güvenlik bariyerleri
Nükleer reaktörlerin tipik bir tasarım özelliği, radyoaktif malzemenin kaçmasını önleyen katmanlı güvenlik bariyerleridir. VVER reaktörlerinin üç katmanı vardır:
- Yakıt çubukları: Uranyum oksit sinterlenmiş seramik yakıt peletlerinin etrafındaki hermetik Zirkonyum alaşımı (Zirkaloy) kaplama, ısıya ve yüksek basınca dayanıklı bir bariyer sağlar.
- Reaktör basınçlı kap duvarı: Büyük bir çelik kabuk, tüm yakıt tertibatını ve birincil soğutma sıvısını hava geçirmez şekilde kaplar .
- Reaktör binası: İlk devrenin tamamını kaplayan beton bir muhafaza binası , ilk devrede bir kırılmanın neden olacağı basınç dalgalanmasına direnecek kadar güçlüdür.
Çernobil felaketinde yer alan RBMK reaktörleriyle karşılaştırıldığında VVER, doğası gereği daha güvenli bir tasarım kullanır. O yok grafit - yönetilir bir güç kesintisinin geçici veya RBMK riskini kritiklik kazası . Ayrıca RBMK elektrik santralleri, maliyet nedeniyle çevreleme yapıları olmadan inşa edildi. (Bir RBMK'daki yakıt elemanları, reaktör nominal çıkışında çalışırken değiştirilebilir, bu da VVER gibi yakıt çubuğu tertibatlarını değiştirmek için kapatılması gereken çoğu basınçlı su reaktörüne kıyasla sürekli çalışmaya ve plütonyum ekstraksiyonuna izin verir .)
Sürümler
VVER-440
VVER tipinin, Muhafaza bina tasarımında belirli sorunlar ortaya çıkaran en eski versiyonlarından biri . Başlangıçta V-230 ve daha eski modellerde olduğu gibi, tasarım temelindeki büyük boru kırılmasına dayanacak şekilde inşa edilmedi, üretici daha yeni model V-213 ile Kabarcık kondenser kulesi olarak adlandırılan - ek hacmi ve bir su katmanlarının sayısı - bir çevreleme sızıntısı meydana gelmeden hızla kaçan buharın kuvvetlerini bastırma amacına sahiptir. Sonuç olarak, VVER-440 V-230 ve daha eski tasarım fabrikalarına sahip tüm üye ülkeler, Avrupa Birliği politikacıları tarafından onları kalıcı olarak kapatmaya zorlandı . Bohunice Nükleer Santrali ve Kozloduy Nükleer Santrali bu iki ünite ile sırasıyla dördü kapatmak zorunda kaldı. Greifswald Nükleer Santrali örneğinde ise, Alman düzenleyici kurum Berlin duvarının yıkılmasının ardından aynı kararı almıştı .
VVER-1000
İlk inşa edildiğinde VVER tasarımının 35 yıl boyunca çalışır durumda olması amaçlanmıştı. Bundan sonra, yakıt ve kontrol çubuğu kanalları gibi kritik parçaların tamamen değiştirilmesini içeren orta ömürde büyük bir revizyonun gerekli olduğu düşünüldü. Yana RBMK reaktörler 35 yıllık büyük bir değişim programı belirtilen onlar RBMK türünden daha sağlam tasarım olmasına rağmen tasarımcıları aslında bu yanı VVER tipi gerçekleşmesi için gerekli karar verdi. Rusya'daki VVER tesislerinin çoğu şu anda 35 yıl işaretine ulaşıyor ve geçiyor. Daha yeni tasarım çalışmaları, ekipmanın değiştirilmesiyle kullanım ömrünün 50 yıla kadar uzatılmasına olanak sağlamıştır. Yeni VVER'ler, uzatılmış kullanım ömrü ile isimlendirilecektir.
2010 yılında Novovoronej'deki en eski VVER-1000, işletim ömrünü 20 yıl daha uzatmak için modernizasyon için kapatıldı; böyle bir çalışma ömrü uzatmasından geçen ilk kişi. Çalışma, yönetim, koruma ve acil durum sistemlerinin modernizasyonunu ve güvenlik ve radyasyon güvenliği sistemlerinin iyileştirilmesini içermektedir.
2018 yılında Rosatom , radyasyon hasarını iyileştiren ve hizmet ömrünü 15 ila 30 yıl arasında uzatan reaktör basınçlı kaplar için bir termal tavlama tekniği geliştirdiğini duyurdu . Bu, Balakovo Nükleer Santrali'nin 1. ünitesinde gösterilmişti .
VVER-1200
VVER-1200 (veya NPP-2006 veya AES-2006), yurtiçi ve ihracat kullanımı için sunulan VVER-1000'in geliştirilmiş halidir. Reaktör tasarımı, yakıt verimliliğini optimize etmek için iyileştirildi. Spesifikasyonlar arasında, gecelik kW başına 1.200 $ inşaat maliyeti , 54 aylık planlı inşaat süresi, %90 kapasite faktöründe 60 yıllık tasarım ömrü ve VVER-1000'den yaklaşık %35 daha az operasyonel personel gerektirmesi yer alıyor. VVER-1200, %37,5 ve %34.8 brüt ve net termal verimliliğe sahiptir. VVER 1200, 1.198 MWe güç üretecek.
İlk iki ünite Leningrad Nükleer Santrali II ve Novovoronej Nükleer Santrali II'de inşa edildi . Leningrad-II tasarımı gibi bir VVER-1200/491 ile daha fazla reaktör planlanıyor ( Kaliningrad ve Nizhny Novgorod NPP) ve yapım aşamasında. Novovoronej NPP-II'de kurulu olan VVER-1200/392M tipi de Seversk, Zentral ve Güney Urallar NPP için seçilmiştir. VVER-1200/513 olarak ve VVER-TOI (VVER-1300/510) tasarımına dayalı standart bir sürüm geliştirildi .
Temmuz 2012'de bir sözleşme iki AES-2006 inşa etmeye karar verildi Belarus de Ostrovets proje maliyetlerini karşılamak için bir $ 10 milyar kredi vermeyi Rusya ve için. Finlandiya'daki Hanhikivi Nükleer Santrali için bir AES-2006 teklifi yapılıyor .
2015'ten 2017'ye kadar Mısır ve Rusya, El Dabaa Nükleer Santrali'nde dört adet VVER-1200 ünitesinin inşası için anlaşmaya vardı .
Kasım 2017 tarihinde 30, beton, iki VVER-1200/523 adet ilk nükleer ada basemat için dökülmüştür Rooppur içinde Bangladeş .bir Rooppur nükleer santral 2.4 olacak GWe nükleer santral Bangladeş 2.4 üreten .bir iki ünite GWE 2023 ve 2024 yıllarında faaliyete geçmesi planlanmaktadır.
7 Mart 2019 tarihinde Çin Ulusal Nükleer Şirketi (CNNC) ve Atomstroyexport dört inşası için ayrıntılı sözleşme imzaladı VVER-1200'lü de ikişer Tianwan Nükleer Santrali ve Xudabao Nükleer Santrali . İnşaat Mayıs 2021'de başlayacak ve tüm birimlerin ticari işletmesi 2026 ile 2028 arasında bekleniyor.
2020'den itibaren, önceki 12 aylık döngüye kıyasla daha iyi bir kapasite kullanım faktörü ile sonuçlanan 18 aylık bir yakıt ikmali döngüsü denenecek.
Güvenlik özellikleri
Santralin nükleer kısmı, muhafaza ve füze kalkanı görevi gören tek bir binada bulunuyor. Reaktör ve buhar jeneratörlerinin yanı sıra bu, geliştirilmiş bir yakıt ikmali makinesini ve bilgisayarlı reaktör kontrol sistemlerini içerir. Aynı binada, acil durum çekirdek soğutma sistemi, acil durum yedek dizel güç kaynağı ve yedek besleme suyu kaynağı dahil acil durum sistemleri de aynı şekilde korunmaktadır.
Bir pasif ısı giderme sistemi için kullanılan VVER-1000 AES-92 sürümünde mevcut etkin sistemlere eklenmişti Kudankulam Nükleer Santrali Hindistan'da. Bu, daha yeni VVER-1200 ve gelecekteki tasarımlar için korunmuştur. Sistem, muhafaza kubbesinin üzerine inşa edilmiş bir soğutma sistemi ve su tanklarına dayanmaktadır. Pasif sistemler, 24 saat boyunca tüm güvenlik işlevlerini ve 72 saat boyunca temel güvenliği gerçekleştirir.
Diğer yeni güvenlik sistemleri arasında uçak çarpma koruması, hidrojen yeniden birleştiriciler ve ciddi bir kaza durumunda erimiş reaktör çekirdeğini içeren bir çekirdek yakalayıcı yer alıyor . Çekirdek yakalayıcı, Rooppur Nükleer Santrali ve El Dabaa Nükleer Santrali'nde konuşlandırılacak .
VVER-TOI
VVER-TOI VVER-1200 den geliştirilmiştir. Modern bilgi ve yönetim teknolojilerini kullanarak bir dizi hedefe yönelik parametreyi karşılayan VVER teknolojisine dayalı yeni nesil III+ Güç Ünitesinin tipik olarak optimize edilmiş bilgilendirici-gelişmiş projesinin geliştirilmesi amaçlanmaktadır.
VVER-1200'deki ana iyileştirmeler şunlardır:
- güç 1300 MWe brüt'e yükseldi
- yükseltilmiş basınçlı kap
- soğutmayı iyileştirmek için geliştirilmiş çekirdek tasarımı
- pasif güvenlik sistemlerinin daha da geliştirilmesi
- 40 aylık inşaat süresi ile daha düşük inşaat ve işletme maliyetleri
- düşük hızlı türbinlerin kullanımı
Kursk II Nükleer Santrali'nde ilk iki VVER-TOI ünitesinin inşaatına 2018 ve 2019 yıllarında başlandı .
Haziran 2019'da VVER-TOI'nin nükleer santraller için Avrupa Hizmet Gereklilikleri (belirli çekincelerle) ile uyumlu olduğu onaylandı.
AES-2006'nın TOI standartlarına sahip yükseltilmiş versiyonu VVER-1200/513, Türkiye'de Akkuyu Nükleer Santrali'nde inşa ediliyor .
Gelecek sürümler
VVER'in gelecekteki sürümleri için bir dizi tasarım yapılmıştır:
- MIR-1200 (Modernleştirilmiş Uluslararası Reaktör) - Avrupa gereksinimlerini karşılamak için Çek şirketi ŠKODA JS ile birlikte tasarlanmıştır
- VVER-1500 - 1500 MWe brüt güç çıkışı üretmek için boyutları artırılan VVER-1000, ancak tasarım evrimsel VVER-1200 lehine rafa kaldırıldı
- VVER-1700 Süper kritik su reaktörü versiyonu.
- VVER-600'ün daha küçük pazarlar için tasarlanan VVER-1200'ün iki soğutma devreli versiyonu, 2030 yılına kadar Kola Nükleer Santrali'nde yapılmasına izin verildi .
enerji santralleri
- Kaynaklar için her tesis için Wikipedia sayfalarına bakın.
Rusya kısa süre önce Çin'de Tianwan Nükleer Santrali'ne iki nükleer reaktör kurdu ve iki reaktörden oluşan bir uzatma henüz onaylandı. İki ülke ilk kez bir nükleer enerji projesinde işbirliği yapıyor. Reaktörler, Rusya'nın temel tasarımı korurken aşamalı olarak geliştirdiği VVER 1000 tipidir. Bu VVER 1000 reaktörleri, 20 ton ağırlığındaki bir uçak tarafından vurulabilecek ve herhangi bir beklenmeyen hasara maruz kalabilecek bir hapsedilmiş kabuk içine yerleştirilmiştir. Diğer önemli güvenlik özellikleri arasında acil durum çekirdek soğutma sistemi ve çekirdek sınırlama sistemi bulunur. Rusya, Tianwan reaktörleri için ilk yakıt yüklerini teslim etti. Çin, Rus nükleer yakıt üreticisi TVEL'den aktarılan teknolojiyi kullanarak 2010 yılında Tianwan tesisi için yerli yakıt üretimine başlamayı planladı.
Tianwan Nükleer Santrali birçok üçüncü taraf parça kullanır. Reaktör ve turbo jeneratörler Rus tasarımı iken, kontrol odası uluslararası bir konsorsiyum tarafından tasarlanmış ve inşa edilmiştir. Bu şekilde tesis, geniş çapta kabul görmüş güvenlik standartlarını karşılayacak hale getirildi; güvenlik sistemleri zaten çoğunlukla mevcuttu ancak bu sistemlerin önceki izlemesi uluslararası güvenlik standartlarını karşılamadı. Çin'de inşa edilen yeni VVER 1000 fabrikası, sistemlerinin %94'ünü otomatikleştiriyor, yani fabrika çoğu durumda kendini kontrol edebiliyor. Yakıt ikmali prosedürleri çok az insan müdahalesi gerektirir. Kontrol odasında hala beş operatöre ihtiyaç var.
Mayıs 2010'da Rusya , Türkiye'nin Akkuyu kentinde dört VVER-1200 reaktörlü bir elektrik santrali kurmak için Türk hükümetiyle bir anlaşma imzaladı . Ancak Fukuşima'da yaşanan kaza nedeniyle nükleer karşıtı çevreci gruplar Akkuyu'da yapılması planlanan reaktörü şiddetle protesto etti.
11 Ekim 2011'de , aktif ve pasif güvenlik sistemli iki VVER-1200/491 (AES-2006) reaktörü kullanılarak Belarus'un Astravyets'te ilk nükleer santralini kurmak için bir anlaşma imzalandı . Temmuz 2016'da, ünite 1 için reaktör gemisi nakliye sırasında yere çarptı ve herhangi bir hasar olmamasına rağmen, halkın korkularını gidermek için değiştirilmesine karar verildi ve projeyi bir yıl geciktirdi. Ünite 1, Nisan 2020 itibariyle 2020 yılında faaliyete geçmesi planlanmaktadır.
Ekim 2013'te VVER-1000 (AES-92) tasarımı Ürdün Atom Enerjisi Komisyonu tarafından Ürdün'ün ilk ikiz reaktörlü nükleer enerji santrali için yapılan rekabetçi bir ihalede seçildi .
Kasım 2015 ve Mart 2017'de Mısır , El Dabaa'da 2024'te faaliyete geçecek ilk VVER-1200 ünitesi için Rus nükleer şirketi Rosatom ile ön anlaşmalar imzaladı . Nihai onay için görüşmeler devam ediyor.
2.4 GWe Rooppur Nükleer Santrali arasında Bangladeş VVER- 1200/523 üreten 2.4 iki adet tabanlar yapı altında GWe 2023 ve 2024 yılında faaliyete planlanmaktadır.
Enerji santrali | Ülke | reaktörler | Notlar |
---|---|---|---|
Akkuyu | Türkiye | (4 × VVER-1200/513) (TOI-Standartlı AES-2006) |
Yapım halinde. |
Balakovo | Rusya | 4 × VVER-1000/320 (2 × VVER-1000/320) |
Ünite 5 ve 6 inşaatı askıya alındı. |
Belene | Bulgaristan | (2 × VVER-1000/466B) | 2012'de askıya alındı. |
belarusça | Belarus | (2 × VVER-1200/491) | 2020'den beri çalışan iki VVER-1200 ünitesi. |
Bohunice | Slovakya | 2 × VVER-440/230 2 × VVER-440/213 |
Her biri iki reaktörlü V-1 ve V-2 olmak üzere iki tesise bölün. V-1 tesisindeki VVER-440/230 üniteleri 2006 ve 2008'de kapandı. |
Buşehr | İran | 1 × VVER-1000/446
(1 × VVER-1000/446) |
V-320'nin Bushehr sitesine uyarlanmış bir versiyonu. Ünite 2 iptal edildi, ünite 3 ve 4 planlandı. |
Dukovany | Çek Cumhuriyeti | 4 × VVER 440/213 | 2009-2012'de 502 MW'a yükseltildi. |
Greifswald | Almanya | 4 × VVER-440/230 1 × VVER-440/213 (3 × VVER-440/213) |
Hizmet dışı bırakıldı. Ünite 6 tamamlandı, ancak hiç çalıştırılmadı. Ünite 7 ve 8 inşaatı iptal edildi. |
Kalinin | Rusya | 2 × VVER-1000/338 2 × VVER-1000/320 |
|
Hanhikivi | Finlandiya | 1 × VVER-1200/491 | 2019 için inşaatın başlaması bekleniyor. |
Hmelnitski | Ukrayna | 2 × VVER-1000/320 (2 × VVER-1000/392B) |
Ünite 3 ve 4 inşaatı 2020'nin sonlarında yeniden başladı. |
kola | Rusya | 2 × VVER-440/230 2 × VVER-440/213 |
Tüm üniteler 60 yıllık çalışma ömrüne kadar uzatıldı. |
Kudankulam | Hindistan | 2 × VVER-1000/412 (AES-92) (4 × VVER-1000/412) (AES-92) |
Ünite 1, 13 Temmuz 2013'ten beri faaliyette; Ünite 2, 10 Temmuz 2016'dan beri faaliyette. Ünite 3,4,5 ve 6 yapım aşamasında. |
Kozloduy | Bulgaristan | 4 × VVER-440/230 2 × VVER-1000 |
Eski VVER-440/230 birimleri 2004-2007'yi kapattı. |
Kursk II | Rusya | 2 × VVER-TOI
(2 × VVER-TOI ) |
İlk VVER-TOI. |
Leningrad II | Rusya | 2 × VVER-1200/491 (AES-2006)
(2 × VVER-1200/491 (AES-2006)) |
Üniteler, VVER-1200/491'in (AES-2006) prototipleridir ve yapım aşamasındadır. |
Loviisa | Finlandiya | 2 × VVER-440/213 | Batı kontrol sistemleri, açıkça farklı muhafaza yapıları. Daha sonra 530 MW çıkış için değiştirildi. |
Metsamor | Ermenistan | 2 × VVER-440/270 | Bir reaktör 1989'da kapatıldı, 2. ünitenin 2026'da hizmetten çıkarılması planlandı. |
Mochovce | Slovakya | 2 × VVER-440/213 (2 × VVER-440/213) |
1985'ten beri yapım aşamasında olan 3. ve 4. ünitelerin 2021 ile 2023 yılları arasında faaliyete geçmesi planlanıyor. |
Novovoronej | Rusya | 1 x VVER-210 (V-1) 1 x VVER-365 (V-3M) 2 × VVER-440/179 1 × VVER-1000/187 |
Tüm birimler prototiptir. Ünite 1 ve 2 kapatma. Ünite 3 2002 yılında modernize edilmiştir. |
Novovoronej II | Rusya | 1 × VVER-1200/392M (AES-2006) (1 × VVER-1200/392M) (AES-2006) |
Üniteler, VVER-1200/392M'nin (AES-2006) prototipleridir. Ünite 2 yapım aşamasındadır. |
paklar | Macaristan | 4 × VVER-440/213 (2 × VVER-1200/517) |
İki VVER-1200 ünitesi planlandı. |
Rheinsberg | Almanya | 1 × VVER-70 (V-2) | Birim 1990 yılında hizmet dışı bırakıldı |
Rivne | Ukrayna | 2 × VVER-440/213 2 × VVER-1000/320 (2 × VVER-1000/320) |
Ünite 5 ve 6 planlaması askıya alındı. |
Rooppur | Bangladeş | 2 × VVER- 1200/523 | 1 ve 2 numaralı üniteler yapım aşamasında |
Rostov | Rusya | 4 × VVER-1000/320 | Ünite 1 2001'de ve ünite 4 2018'de devreye alındı |
Güney Ukrayna | Ukrayna | 1 × VVER-1000/302 1 × VVER-1000/338 1 × VVER-1000/320 (1 × VVER-1000/320) |
Ünite 4 inşaatı askıya alındı. |
Stendal | Almanya | (4 × VVER-1000/320) | Almanya'nın yeniden birleşmesinden sonra tüm 4 ünite inşaatı iptal edildi. |
temelin | Çek Cumhuriyeti | 2 × VVER-1000/320 | Her iki ünite de 1086 MWe'ye yükseltildi, 3. ve 4. üniteler (VVER 1000) 1989'da siyasi rejim değişikliği nedeniyle iptal edildi . |
Tianvan | Çin | 2 × VVER-1000/428 (AES-91) 2 × VVER-1000/428M (AES-91) (2 × VVER-1200) |
VVER-1200 inşaatı Mayıs 2021 ve Mart 2022'de başlıyor |
Xudabao | Çin | (2 × VVER-1200) | İnşaat Ekim 2021'de başlıyor |
Zaporizhzhia | Ukrayna | 6 × VVER-1000/320 | Avrupa'nın en büyük nükleer santrali. |
Teknik özellikler
Özellikler | VVER-210 | VVER-365 | VVER-440 | VVER-1000 | VVER-1200 (V-392M) |
VVER-1300 |
---|---|---|---|---|---|---|
Termal çıkış, MW | 760 | 1325 | 1375 | 3000 | 3212 | 3300 |
Verimlilik , net % | 25.5 | 25.7 | 29.7 | 31.7 | 35.7 | 37.9 |
100 kPa cinsinden buhar basıncı | ||||||
türbinin önünde | 29.0 | 29.0 | 44.0 | 60.0 | 70.0 | |
ilk devrede | 100 | 105 | 125 | 160.0 | 165.1 | 165.2 |
Su sıcaklığı, °C: | ||||||
çekirdek soğutma sıvısı girişi | 250 | 250 | 269 | 289 | 298,2 | 297.2 |
çekirdek soğutma sıvısı çıkışı | 269 | 275 | 300 | 319 | 328.6 | 328.8 |
Eşdeğer çekirdek çapı, m | 2.88 | 2.88 | 2.88 | 3.12 | - | |
Aktif çekirdek yüksekliği, m | 2.50 | 2.50 | 2.50 | 3.50 | - | 3.73 |
Yakıt çubuklarının dış çapı, mm | 10.2 | 9.1 | 9.1 | 9.1 | 9.1 | 9.1 |
Montajdaki yakıt çubuklarının sayısı | 90 | 126 | 126 | 312 | 312 | 313 |
Yakıt grubu sayısı | 349
(312+ARK (SUZ) 37) |
349
(276+ARK 73) |
349 (276+ARK 73), (312+ARK 37) Kola |
151 (109+SUZ 42),
163 |
163 | 163 |
Uranyum yükleme, ton | 38 | 40 | 42 | 66 | 76-85.5 | 87.3 |
Ortalama uranyum zenginleştirmesi, % | 2.0 | 3.0 | 3.5 | 4.26 | 4.69 | |
Ortalama yakıt tüketimi , MW · gün / kg | 13.0 | 27.0 | 28.6 | 48.4 | 55.5 |
sınıflandırma
Nesil | İsim | modeli | Ülke | enerji santralleri |
---|---|---|---|---|
ben | VVER | V-210 (V-1) | Rusya | Novovoronej 1 (kullanımdan kaldırıldı) |
V-70 (V-2) | Doğu Almanya | Rheinsberg (KKR) (hizmet dışı bırakıldı) | ||
V-365 (V-3M) | Rusya | Novovoronej 2 (hizmet dışı bırakıldı) | ||
II | VVER-440 | V-179 | Rusya | Novovoronej 3 (hizmet dışı bırakıldı) - 4 |
V-230 | Rusya | 1-2 | ||
Doğu Almanya | Greifswald 1-4 (hizmet dışı bırakıldı) | |||
Bulgaristan | Kozloduy 1-4 (hizmet dışı bırakıldı) | |||
Slovakya | Bohunice I 1-2 (hizmet dışı bırakıldı) | |||
V-213 | Rusya | 3-4 | ||
Doğu Almanya | Greifswald 5 (hizmet dışı bırakıldı) | |||
Ukrayna | 1-2 | |||
Macaristan | Pak 1-4 | |||
Çek Cumhuriyeti | Dukovany 1-4 | |||
Finlandiya | Loviisa 1-2 | |||
Slovakya | Bohunice II 1-2 Mochovce 1-2 |
|||
V-213+ | Slovakya | Mochovce 3-4 (yapım aşamasında) | ||
V-270 | Ermenistan | Ermeni-1 (hizmet dışı bırakılmış) Ermeni-2 |
||
III | VVER-1000 | V-187 | Rusya | Novovoronej 5 |
V-302 | Ukrayna | Güney Ukrayna 1 | ||
V-338 | Ukrayna | Güney Ukrayna 2 | ||
Rusya | Kalinin 1-2 | |||
V-320 | Rusya | Balakovo 1-4 Kalinin 3-4 Rostov 1-4 |
||
Ukrayna | Rovno 3-4 Zaporozhe 1-6 Khmelnitski 1-2 Güney Ukrayna 3 |
|||
Bulgaristan | Kozloduy 5-6 | |||
Çek Cumhuriyeti | Temelin 1-2 | |||
V-428 | Çin | Tianvan 1-2 | ||
V-428M | Çin | Tianvan 3-4 | ||
V-412 | Hindistan | Kudankulam 1-2 Kudankulam 3-4 (yapım aşamasında) |
||
V-446 | İran | Buşehr 1 | ||
III+ | VVER-1000 | V-528 | İran | Buşehr 2 (yapım aşamasında) |
VVER-1200 | V-392M | Rusya | Novovoronej II 1-2 | |
V-491 | Rusya | Baltık 1-2 (inşaat donduruldu) Leningrad II 1 Leningrad II 2 |
||
Belarus | Beyaz Rusya 1-2 (yapım aşamasında) | |||
V-509 | Türkiye | Akkuyu 1-2 (yapım aşamasında) | ||
V-523 | Bangladeş | Ruppur 1-2 (yapım aşamasında) | ||
VVER-1300 | V-510K | Rusya | Kursk II 1-2 (yapım aşamasında) |
Ayrıca bakınız
Notlar
Referanslar
Dış bağlantılar
- Bugün VVER , Rosatom , 2013
- WWER tipi reaktör tesisleri , OKB Gidropress
-
"VVER-1200 Reaktörü" (PDF) .- AEM resmi pdf'inde (İngilizce)
- VVER 1200 İnşaat - AEM Resmi YouTube Kanalında (İngilizce)