VVER

VVER
Geliştirici / Üretici: OKB Hidropress
Gelişen ülke: Sovyetler BirliğiSovyetler Birliği Sovyetler Birliği
reaktör verileri
reaktör tipi: basınçlı su reaktörü
Tür: basınçlı kap
moderatör: hafif su
Soğutma: hafif su
Buhar kabarcığı katsayısı: olumsuz
MW cinsinden güç sınıfları (brüt): 210, 365, 440, 1000, 1160, 1200, 1300, 1500
Sınırlama: 3. nesilden ve ayrıca WWER-440/311 ve WWER-440/318 dışa aktarma sürümleriyle mevcuttur
Oluşturulan kopyalar: 66

Markası altında WWER (su-su reaktörü, Rus Водо-водяной энергетический реактор bilimsel. Çevirisi Vodo-vodjanoj ėnergetičeskij reaktör , transkr. Wodo-vodyanoi energetitscheski reaktör , ВВЭР ), bazı tür basınçlı su reaktörleri Sovyet veya Rus bileşik tip . Su-su terimi, su kontrollü ve su soğutmalı anlamına gelir . Genellikle yakıt olarak adlandırılan bileşen, VVER reaktörlerinin yakıt montajı durumundadır.veya kısaca kaset ( Rusça кассета ) .

nesiller

Dört nesil reaktör vardır. İlk sayı, spesifik reaktör tipini belirtir; bu genellikle santralin megawatt cinsinden yaklaşık elektrik çıkışına karşılık gelir. İkinci sayı, reaktörün versiyonu veya proje adıdır. Bu tip reaktörün ilk iki prototipi (VVER-210 ve VVER-365) Novovoronej nükleer santralinde kullanılmış ve araştırılmıştır. VVER-210, Kurchatov Enstitüsü'nde geliştirildi, diğerleri daha sonra devlete ait Sovyet, daha sonra Rus şirketi OKB Gidropress tarafından geliştirildi .

Nesil
VVER 		alt
reaktörler 		Daha güçlü
reaktörler 		Nükleer enerji santrali
1. nesil WWER-210
WWER-365
WWER-440/179
WWER-440/230
WWER-440/270
2. nesil WWER-440/213
WWER-440/311
WWER-440/318
3. nesil WWER-640/407
WWER-640/470
veya WPBER-600 		VVER-1000/187
WWER-1000/302
VVER-1000/320
WWER-1000/338
VVER-1000/392 AES-91
VVER-1000/392 AES-92
WWER-1000/466
VVER-1160
WWER-1200/491 AES-2006
WWER-1500/448

Fiziksel-teknik veriler

VVER tipi reaktörlerin (VVER-1200 hariç) fiziksel ve teknik verileri , kullanımı için SSCB Devlet Komitesi başkanı olan Andranik Petrosʹjanc'ın (1906-2005) Bilim ve Sanayide Atom Enerjisi standart çalışmasından alınmıştır. 1978'den 1986'ya kadar atom enerjisi alındı.

parametre VVER-210 VVER-365 VVER-440 VVER-1000 VVER-1200
Elektrik gücü (MW) 210 365 440 1.000 1.200
Termal güç (MW) 760 1320 1.375 3.000 3.200
Brüt verimlilik (%) 27.6 27.6 31 33 37
Türbin önündeki buhar basıncı (MPa) 2.9 2.9 4.4 6. 7.
Birincil devredeki buhar basıncı (MPa) 10 10.5 12.5 16 16.2
Soğutucu devre sayısı 6. 8. 6. 4. 4.
Soğutma sıvısı verimi (m³ / h) 36.500 49.500 39.000 76.000 85.600
Birincil devre giriş sıcaklığı (° C) 250 250 269 289 298.6
Ortalama sıcaklık artışı (° C) 19. 25. 31 35 31.1
Aktif bölge çapı (m) 2.88 2.88 2.88 3.12 k. A.
Aktif bölge yüksekliği (m) 2.50 2.50 2.50 3.50 k. A.
Yakıt grubu sayısı 343 349 349 151/163 163
Yakıt çubuğunun çapı (mm) 10.2 9.1 9.1 9.1 9.1
Sayısı yakıt çubukları kartuş başına 90 126 126 312/331 312
Izgara adım boyutu (mm) 14.3 12.2 12.2 12.6 k. A.
Kural kasetlerinin sayısı 37 73 37 109 121
Uranyum yüklemesi (t) 38 40 42 66 76-85.5
Ortalama uranyum zenginleştirmesi (%) 2.0 3.0 3.5 4.26 4.69
Yanma (MWd / kg) 13 27 28.6 26-60 70'e kadar
Beklenen hizmet ömrü (yıl) 20. 20. 40 40-50 60

Daha yeni reaktör türlerinden gelen bazı veriler, kaynağa bağlı olarak biraz farklılık gösterebilir.

VVER-210

Tüm Sovyet / Rus basınçlı su reaktörlerinin prototipi VVER-210 tipiydi. Kurchatov Enstitüsü'nde W-1 proje adı altında geliştirildi ve Novovoronesch nükleer santralinin ilk bloğu olarak inşa edildi . "Kapak açıkken" fiziksel başlatma Aralık 1963'te gerçekleştirildi, 8 Eylül 1964'te reaktör kritik hale geldi. 30 Eylül'de şebekeye bağlandı ve 27 Aralık 1964'te tasarım performansına ulaştı. O zamanlar dünyanın en güçlü nükleer reaktörlerinden biriydi.

Bu reaktör projesinde özellikle aşağıdaki teknik çözümler test edilmiştir:

  • Altıgen kaset şekli,
  • Yakıt elemanı kaplama malzemeleri,
  • Reaktörün malzemeleri, şekli, gövdesi ve montajı,
  • Kontrol sistemleri ve reaktör güvenliği ve
  • Sıcaklık kontrolü ve enerji salınımı .

1984 yılında bu ilk ünite hizmet dışı bırakıldı.

VVER-70

Ocak 1957'den itibaren, OKB Gidropress , W-2 proje adı altında planlanan Rheinsberg nükleer santrali için 70 MW brüt elektrik çıkışı olan basınçlı su reaktörü WWER-210'un bir varyantını geliştirdi. Bu tip reaktöre VVER-70 adı verildi. 1958'in sonunda W-2 reaktörünün teknik tasarımı tamamlandı. W-1 ve W-2 projelerinin sadece kısa bir zaman gecikmesi ile geliştirildiği ve bu nedenle birçok teknik çözümün benzer olduğu belirtilmelidir.

Rheinsberg nükleer santralindeki inşaat çalışmaları 1 Ocak 1960'ta başladı. Reaktör ilk kez 11 Mart 1966'da kritik hale geldi . Devreye alma töreni 9 Mayıs 1966'da gerçekleşti. Reaktör tasarım aşamasına 11 Ekim 1966'da ulaştı. Bu aynı zamanda sürekli ticari işletmeye başladı.

Bu tip reaktör, 20 yıllık bir çalışma süresi için tasarlanmıştır . 1986'da, yenileme çalışmalarından sonra, beş yıl uzatıldı, bu nedenle 1992'de düzenli olarak kapanma planlandı. Ancak, ciddi güvenlik endişeleri nedeniyle nükleer santral 1 Haziran 1990'da hizmet dışı bırakıldı.

VVER-365

Bir sonraki aşamada, 1.320 MW termal çıkışa sahip VVER-365 reaktör tipi geliştirildi. Bununla ilgili çalışmalar, 30 Ağustos 1962 tarihli bir hükümet kararnamesinden sonra başladı.

VVER-365'in en önemli yenilikleri şunları içeriyordu:

  • Aktif bölgede moderatör, ısı taşıyıcı ve soğutucu suyun ortalama sıcaklık artışı 19 °C'den 25 °C'ye çıkarıldı,
  • soğutucu akışkanın debisi ve basıncı arttıkça ana sirkülasyon pompalarının boyutlarını sabit tutmak için iki devre daha eklendi,
  • kasetlerin "kuru" yeniden yüklenmesi ilkesi kabul edildi,
  • ilk kez yanıcı emiciler kullanıldı,
  • evrensel tipte bir kontrol kaseti geliştirildi ve
  • reaktör çekirdeğindeki nötron akışının düzensizliği azaltılmıştır.

Ayrıca yakıt çubuklarının tüm yüzeylerinin toplamı, çapları 10.2'den 9.1 mm'ye düşürülerek arttırılmıştır. Aynı zamanda kaset tipi de değişti. Kartuş başına yakıt çubuğu sayısı 90'dan 126 yakıt çubuğuna çıkarıldı. Bu da hem geometri hem de kasetlerin ve yakıt çubuklarının imalatı ve ayrıca reaktör çekirdeğinin kendisi ile ilgili bir dizi başka tasarım değişikliğine neden oldu.

VVER-365, Novovoronej nükleer santralinin ikinci bloğu olarak inşa edildi ve 1969'da işletmeye alındı. Reaktör, tasarım performansına Nisan 1970'de ulaştı. 1990'da VVER-365 planlandığı gibi hizmet dışı bırakıldı.

VVER-440

WWER-440: Borik asit eklenmiş sudan (mavi), zirkonyum alaşımından yapılmış bir kabuktan (yeşil), sinterlenmiş uranyum dioksitten (turuncu) yapılmış yakıt çubuğundan ve bir merkezi boşluktan oluşan bir yakıt hücresinin kesit grafiği. Yakıt çubuğu ile zirkalloy tüp (sarı) arasına helyum enjekte edilir. Bir yakıt çubuğunun dış çapı 7,6 mm, zirkalloy borununki ise 9,1 mm'dir [8] Borik asit ilaveli sudan (mavi) dedektörler için hücre ve zirkalloydan yapılmış bir kılavuz tüp (yeşil)
WWER-440: Borik asit eklenmiş sudan (mavi) , zirkonyum alaşımından yapılmış bir kabuktan (yeşil), sinterlenmiş uranyum dioksitten (turuncu) yapılmış yakıt çubuğundan ve bir merkezi boşluktan oluşan bir yakıt hücresinin kesit grafiği . Yakıt çubuğu ile zirkalloy tüp (sarı) arasına helyum enjekte edilir. Bir yakıt çubuğunun dış çapı 7,6 mm, zirkalloy borununki 9,1 mm'dir.
Borik asit ilaveli sudan (mavi) dedektörler için hücre ve zirkalloydan yapılmış bir kılavuz tüp (yeşil)
WWER-440: 126 yakıt hücreli bir yakıt düzeneğinin kesit grafiği, dedektörler için merkezi bir kanal ve dışarıda bir tutma cihazı. İngiliz anahtarı Burada gösterilen altıgen boyutu 14.4 cm
WWER-440: Reaktör basınç kabı (gri), borlu su (mavi) ve 349 yakıt grubu ile reaktörün aktif bölgesinin basitleştirilmiş kesit diyagramı. Yakıt grupları U-235, %1,6 (sarı), %2,4 (turuncu) ve %3,6 (kırmızı) olmak üzere üç farklı zenginleştirmeye sahiptir. Çelik basınçlı kabın dış çapı 3,8 m'dir.

WWER-440 serisi, eski tip WWER-440/230 ve temel alanlarda geliştirilmiş daha yeni WWER-440/213 tipini içerir. Ayrıca sadece Finlandiya Loviisa nükleer santrali için oradaki güvenlik gereksinimlerini karşılamak için geliştirilmiş özel bir tip de var. Tüm basınçlı su reaktörleri gibi, WWER-440 da suyu hem reaktör çekirdeğini soğutmak hem de buhar üretmek ve nötronları yumuşatmak için kullanır. Yakıt olarak düşük zenginleştirilmiş uranyum dioksit kullanılır. WWER-440/230'un özelliklerinden biri, ortak bir makine dairesi ile çift blokların kurulmasıdır .

Üreticiye göre, VVER-440 tipi bir nükleer santralin çevresindeki radyoaktif doz oranı yılda 0,5 mSv'den daha az artar  .

Yakıt gruplarının taşınması ve ara depolanması için örneğin VVER-440 serisi için özel olarak geliştirilmiş GNS'nin Castor fıçıları kullanılabilir. CASTOR 440/84 tipi fıçı, 84 yakıt elemanı tutabilir. 4.08 m uzunluğunda ve 2.66 m çapında ve 116 ton ağırlığındadır.

WWER-440, özellikle ince bir reaktör basınçlı kabına sahiptir. Reaktör çekirdeği bu nedenle çelik duvarlara yakındır, aralarındaki suyla dolu boşluk sadece on altı santimetre genişliğindedir ve bu batıda inşa edilen nükleer santrallerin çoğundan çok daha dardır. Bu dar aralıkta nötronlar daha az yavaşlar, böylece çeliğin radyasyona maruz kalması daha yüksek olur ve bu nedenle daha hızlı yaşlanır veya kırılgan hale gelir .

AB tarafından finanse edilen “Uzun Ömür” adlı bir araştırma projesi, 2010'dan 2014'e kadar çeşitli çelik alaşımlarının nötronların etkisi altındaki gevrekleşme süreçlerini araştırdı. Eberhard Altstadt başkanlığındaki Helmholtz Merkezi Dresden-Rossendorf'tan bilim adamları tarafından koordine edildi . Helmholtz Merkezi ayrıca 1973'ten 1990'a kadar işletilen VVER tipi Greifswald nükleer santralinin üç bloğundan alınan çelik numunelerini de inceledi . Blokların farklı çalışma süreleri nedeniyle, içlerinde kullanılan çelik, farklı derecelerde nötronlarla ışınlandı. Çeliğin gevrekliği, nötron bombardımanına bağlı olarak belirlenebilir ve nükleer santrallerde çeliğin yaşlanması için önceki kılavuz değerlerle karşılaştırılabilir.

WWER-440/230

İlk VVER nesli 230'un reaktörleri bir dizi güvenlik eksikliğine sahiptir:

  • güvenlik cihazlarının düşük yedekliliği
  • her şeyi kapsayan güvenlik kapsayıcısı yok
  • Ana soğutma sıvısı hattı kırılırsa yetersiz acil soğutma
  • (yedek) güvenlik cihazlarının zayıf uzamsal ayrımı
  • Kafa karıştırıcı ve modası geçmiş kontrol teknolojisi ve kontrol tertibatları

VVER-440/230 serisi reaktörler, diğerlerinin yanı sıra Kozloduj ve Bohunice'de faaliyetteydi. Avrupa Birliği VVER-440/230 reaktörler “güvenlik gereken seviyeye yükseltilebilir edilemez” ve bu nedenle gerekecektir açıklamıştı zaman görevden ilgili ülkeler katılmak AB - İlgili VVER-440/230, 2007 tarafından görevden çekilmişti. GDR'de bu tip reaktör Greifswald'da kullanılıyordu ve - DDR'deki diğer tüm nükleer santraller gibi - yeniden birleşme sırasında kapatıldı.

WWER-440/213

WWER440 / 213 tipinde çok sayıda eksiklik giderildi. Acil soğutma sistemi, soğutucu tedarikçisinde herhangi bir arıza olması durumunda artık etkin bir şekilde müdahale edebilmektedir. Ayrıca güvenlik sistemleri üçlü yedekli olarak tasarlanmış ve yangından korunma önemli ölçüde iyileştirilmiştir. Bu seri ayrıca bağlı bir kabarcık kondansatörüne sahiptir . Bu, bir sızıntı tarafından salınan radyoaktif buhara - hatta büyük bir tane - daha fazla alan verir ve ayrıca tasarım basıncına ulaşılmadan önce su rezervuarlarında yoğunlaşabilir .

WWER-440/230'a ek olarak, WWER-440/213 tipi bir reaktör de Greifswald'da faaliyetteydi - bu da 1989'dan sonra kapatıldı. Üç tane daha yapım aşamasındaydı, ancak hiçbir zaman çevrimiçi olmadı. VVER-440/213 serisi reaktörler AB bulunan Dukovany'de , Bohunice'deki , Mochovce'de ve Paks .

WWER-440/318

WWER-440/213'ün dışa aktarma versiyonu WWER-440/318'dir. Bu kullanılmak üzere idi Juraguá nükleer santral . Standart seri 213'ün aksine, WWER-440/318 bir muhafazaya sahiptir .

VVER-1000

VVER-1000 basınçlı su reaktörü

WWER-1000, WWER-440'ın geliştirilmiş güvenlik cihazları - bir güvenlik kabı dahil  - ve daha yüksek elektrik gücü (1.000 MW) ile WWER-440'ın denenmiş ve test edilmiş bileşenleri ile daha da geliştirilmiş halidir. VVER-1000 reaktörleri, uygun bir çabayla daha yüksek bir güvenlik düzeyine yükseltilebilir. Tüm kontrol teknolojisi ve yavaş bilgisayarlar değiştirilmelidir. Ayrıca, hala kullanıcı dostu olmayan bazı izleme sistemleri ve ekranları modernize ediliyor. WWER-1000, pompa başına 5 MW dahili gereksinimi olan GCNA-1391 tipi soğutma pompaları kullanır. Pompa hızı dakikada 1000 devirdir. Buhar jeneratörü VVER-1000 türü ПГВ-1000М taşımaktadır.

VVER-1000/320 serisi reaktörler Balakovo (Rusya), Kalinin (Rusya), Kozloduy (Bulgaristan), Temelín (Çek Cumhuriyeti), Khmelnyzkyj (Ukrayna), Rivne-3 ve Rivne-4 (Ukrayna) ve Zaporizhia'da (Ukrayna) bulunmaktadır. ).

AES-91 olarak adlandırılan nükleer santrallerde bulunan VVER-1000/392'nin reaktörleri ve kullanılan AES-92 (bkz. Atomstroiexport ) . AES-91 tipi ilk nükleer enerji santrali, bu proje için uyarlanmış bir VVER-1000/428 reaktörü ile Tianwan'da (Çin Halk Cumhuriyeti) inşa edildi . Hindistan için uyarlanan versiyona WWER-1000/412 denir ve AES-92 tipi Kudankulam nükleer santralinde kullanılır . Her ikisi de Batı kontrol sistemleriyle donatılmıştır; AES-92 varyantı için daha fazla pasif güvenlik cihazı sağlandı. AES-92 tipinin aksine, AES-91 nükleer santrali depremlere karşı ek korumaya sahiptir.

Üreticiye göre, VVER-1000/320 serisinden VVER ile bir çekirdek erimesinden sonra corium (yakıt ve yakıt çubuğu kaplama malzemesi karışımı) patlaması imkansızdır. Bu amaçla, reaktör basınçlı kap çeliği, eriyiği içeride tutmak için hala yeterli güce sahip olacak şekilde, pasif önlemlerle reaktör basınçlı kap dışarıdan soğutulur. Çekirdek erimesine ilişkin araştırmalar yalnızca temel bilimsel aşamada olduğundan, çekirdek erime senaryolarının kontrol edilebilirliği konusunda hiçbir garanti verilemez.

Bir süredir, tüm VVER reaktörleri için yeni tip yakıt düzenekleri ile deneyler de gerçekleştirilmektedir. Plan, kullanılmış yakıt elemanlarını RBMK reaktörlerinden geri dönüştürmek ve bunları VVER reaktörleri için yakıt elemanları olarak kullanmaktır. Bunlar, geleneksel VVER yakıt elemanlarından %2,5'e kadar daha verimlidir. Yakıt şu anda Kalinin nükleer santralinin reaktörlerinde deneysel olarak kullanılıyor . Kullanılmış yakıt elemanları , 2008'in başından beri Belojarsk nükleer santralinde kullanılan MOX yakıt elemanlarına dönüştürülebilir .

Üreticiye göre, VVER-1000 tipi bir nükleer santralin çevresindeki radyoaktif doz oranı yılda 0,5 mSv'den daha az artar  .

VVER-1200

İki VVER-1200/ 491'li Novovoronej II nükleer santrali ( AES-2006 )

WWER-1200 reaktörü, WWER-1000 ve AES-91 ve AES-92 reaktörünün daha da geliştirilmiş halidir. Reaktörün geliştirilmesinin temeli, Tianwan nükleer santralinin ve Kudankulam nükleer santralinin inşasıydı. VVER-1200/491 daha sonra teknoloji ve güvenlik sistemlerinden geliştirildi ve performans artışı sağlandı. Bu tip reaktör, yeni tasarlanmış bir nükleer santral AES-2006 , bir nesil III + reaktörde kullanılacaktır . Reaktör, OKB Gidropress tarafından 1998'de kurulmuş bir şirket olan Atomstroiexport ile işbirliği içinde geliştirildi . Novovoronej ve Leningrad'daki ilk reaktörler zaten tamamlandı. WWER-1200 reaktörü, 60 yıllık bir hizmet ömrü için tasarlanmıştır. Bu VVER'lerde yeni olacak olan şey, yalnızca yeni tip nükleer reaktörlerde kullanılan yüksek hızlı buhar türbinidir. WWER-1000'de olduğu gibi, WWER-1200'de de GCNA-1391 tipi pompalar ve PGV-1000 MKP tipi buhar jeneratörleri kullanılmaktadır.

VVER-1200 ve VVER-1000 arasındaki farklar, örneğin:

  • reaktör kabının daha büyük çapı
  • yakıt çubuklarının daha verimli kullanımı
  • 3200 MW'dan 3300 MW'a termal reaktör çıkışında olası artış
Diğer fiziksel-teknik veriler
parametre VVER-1200
Reaktör basınçlı kap uzunluğu (m) 11.185
Reaktör basınçlı kap çapı (m) 4.250
Kütle basınçlı kap (t) 330
Buhar jeneratörü çapı (m) 4.2
Basınçlandırıcının toplam hacmi (m³) 79
Su hacmi basınçlandırıcı (m³) 55
Nominal basınç basınçlandırma çıkışı (MPa) 16.1
Basınç tutucu sıcaklığı (° C) 347.9
Kullanım oranı (%) 90
Maliyet ($ / kW) 2100
İnşaat süresi (ay) 54

Sırasında 2007-2015 proje , bir plan Rusya'nın artan enerji ihtiyaçlarını karşılamak için ve kapalı ızgara eski reaktörleri almaya hazırlanmıştır. Diğer şeylerin yanı sıra VVER-1200 (AES-2006) kullanıldı. Toplam 28 reaktör planlanıyor. İlk reaktörler Novovoronej II nükleer santralinde inşa edilecek . Leningrad II'de inşa edilmekte olan bir VVER-1160, VVER-1200 temelinde inşa edilecek.

Ayrıca bakınız

İnternet linkleri

Commons : WWER  - resim, video ve ses dosyalarının toplanması

Bireysel kanıt

  1. ↑ WWER-440/213'ün dışa aktarma sürümü
  2. ↑ Андраник Мелконович Петросьянц: Атомная энергия в науке ve промышленности . Энергоатомиздат, Москва 1984, s. 158 (447 s., Biblioatom.ru ).
  3. ↑ Новоронежская АЭС-2. (PDF) Проект «АЭС-2006». Атомэнергопроект, erişim tarihi 24 Mayıs 2020 .
  4. ↑ М. П. Никитенко: РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ВВЭР. (PDF) Açıklama «Бидропесс», 22 Ekim 2013, erişim tarihi 24 Mayıs 2020 .
  5. ↑ Андраник Мелконович Петросьянц: Атомная энергия в науке ve промышленности . Энергоатомиздат, Москва 1984, s. 143 (447 s., Biblioatom.ru ).
  6. ↑ Реакторная установи ВВЭР-365 (В-ЗМ). 25 Mayıs 2020'de alındı .
  7. ↑ Новоронежская АЭС. Общая характеристика НВАЭС. 25 Mayıs 2020'de alındı .
  8. ↑ a b c Б. A. Дементьев: Ядерные энергетические реакторы . Энергоатомиздат, Москва 1984, s. 18-21, 257 (280 s.).
  9. ↑ Bir b Rosenergoatom'un - nüfus ve çevre Radyasyon güvenliği - emisyonları üzerindeki verilerin ( Memento Şubat 28, 2014 , Internet Archive ) (İngilizce)
  10. ↑ Hans-Joachim Elwenspoek: CASTOR'un geldiğini hayal edin ... Alman Atom Forumu Basın ve Enformasyon Ofisi, Berlin 2006.
  11. ↑ Uta Bilow: Reaktörler sürekli ateş altında : FAZ 22 Eylül 2010'dan itibaren
  12. ↑ H. Karwat: VVER-440/213 tesislerinin kabarcık kondenser muhafazasının değerlendirilmesi . Ed.: Münih Teknik Üniversitesi, Reaktör Dinamiği ve Reaktör Güvenliği Başkanı. 22 Aralık 1999, doi : 10.1016/0029-5493 (95) 01062-M .
  13. ↑ NEI Kaynak Kitap: Dördüncü Baskı (NEISB_3.2) ( Memento 30 Mart 2008 tarihinden itibaren Internet Archive ) (İngilizce)
  14. ↑ NTI - Rusya, Küba ve Juragua Nükleer Santrali (İngilizce)
  15. ↑ a b Dünya Nükleer Birliği: Rusya'da Nükleer Güç (İngilizce)
  16. ↑ a b VG Asmolov ve ark. : Türünün ilk örneği olan yeni nesil ünite - VVER-1200 tasarım özellikleri . İçinde: Nükleer Enerji ve Teknoloji . bant 3 , hayır. 4 , 2017, s. 260-269 , doi : 10.1016 / j.nucet.2017.10.003 ( çevrimiçi ).
  17. ↑ VVER ile ilgili ayrıntılar ( İnternet Arşivinde 28 Eylül 2007 Memento ) (İngilizce)