Wikipedie

VVER-440

jaderný reaktor řady VVER s jmenovitým elektrickým výkonem kolem 440 MW a tepelným výkonem 1375 MW

Vodo-vodní energetický reaktor VVER-440 (rusky Водо-водяной энергетический реактор) je jaderný reaktor řady VVER s jmenovitým elektrickým výkonem kolem 440 MW a tepelným výkonem 1375 MW.

VVER-440
Jaderná elektrárna Dukovany se čtyřmi VVER-440/213
Jaderná elektrárna Dukovany se čtyřmi VVER-440/213
Stát původuSovětský svazSovětský svaz Sovětský svaz
KoncepceLehkovodní
Rok začátku vývoje60. léta
Poprvé spuštěn1971
Počet existujících kusů37
Počet kusů ve výstavbě1
Plánovaná životnost60 let
Jaderný reaktor
PalivoUran 235U
ChladivoH2O
ModerátorH2O
Kontejnmentžádný (kromě V318 a V356)
Výkon hrubý440 MW
Některá data mohou pocházet z datové položky.
Tento box:

Jedná se o reaktor energetický, tlakovodní, heterogenní, s tepelnými neutrony. Voda slouží jako chladivo, moderátor a reflektor neutronů.

Jaderné palivo je obsaženo v palivových souborech, sestávajících z palivových tyčí, které obsahují tablety (pelety) oxidu uraničitého, mírně obohaceného izotopem uranu-235.

Prvním energetickým blokem s reaktorem VVER-440 byl třetí blok Novovoroněžské JE (reaktor V-179), spuštěný v prosinci 1971. Nejběžnější modifikací je sériový reaktor V-213. Posledním reaktorem typu VVER-440 ve výstavbě je 4. blok JE Mochovce, který by měl být spuštěn v říjnu 2025. Společně se třetím blokem jde o jediné dva VVER-440 postavené bez ruské výpomoci.[1]

Tvůrci reaktorů VVER:

Původní elektrický výkon byl plánován na 500 MW, ale kvůli nedostatku vhodných turbín byl projekt předělán na 440 MW (2 turbíny K-220-44 KhTGZ po 220 MW). V současné době je díky modernizacím jmenovitý výkon některých bloků navyšován na 475 MW (JE Kola) až 531 MW (JE Loviisa).

Na základě reaktoru VVER-440 byl v 90. letech vyvíjen reaktor VVER-640.

Historie vývoje a konstrukce editovat

VVER začal být vyvíjen v Sovětském svazu souběžně s RBMK. Na počátku 50. let se již uvažovalo o několika variantách reaktorových zařízení pro jaderné ponorky. Mezi nimi byla také koncepce reaktoru vodou chlazeným a vodou moderovaným, jejíž myšlenku navrhl v Kurčatovově institutu S. M. Feinberg. Tato možnost byla přijata i pro vývoj civilních energetických reaktorů. Práce na projektu začaly v roce 1954. V roce 1955 institut OKB "Gidropress" začal vyvíjet design. Vědecké vedení prováděli I. V. Kurčatov a A. P. Aleksandrov.

Zpočátku bylo prozkoumáváno několik variant, jejichž zadání pro návrh předložil Kurčatovův institut v květnu 1955. Jednalo se o: VES-1 – vodo-vodní reaktor s hliníkovou aktivní zónou pro nízké parametry páry, VES-2 – se zirkonovou aktivní zónou a zvýšenými parametry páry, EGV – vodní plynový reaktor s přehříváním páry, EG – plynový reaktor s grafitovým moderátorem. Dále byla zvažována možnost spojení VES-2 do jednoho energetického bloku pro výrobu saturované páry a EG pro přehřívání této páry. Ze všech možností byl pro další vývoj vybrán VES-2.

Původně měl prototypový model reaktoru VER-2 používat 110 tun přírodního uranu a 12-15 tun s obohacením okolo 25 %, ale v roce 1957 bylo rozhodnuto použít homogenní jádro s 1-3% obohacením. Zcela se změnila také konstrukce palivových souborů, změnily se geometrické rozměry reaktoru a zvýšilo se mnoho tepelných parametrů. Finální verzí reaktoru, který vycházel z VES-2, byl VVER-210, jehož výstavba byla zahájena v roce 1964 v Novovoroněžské jaderné elektrárně, která se stala první komerční jadernou elektrárnou s reaktorem VVER.

 
Kolská jaderná elektrárna se dvěma VVER-440/213 a dvěma VVER-440/230

V roce 1970 byl spuštěn 2. blok novovoroněžské JE s reaktorem VVER-365 a v roce 1971 3. blok téže elektrárny s reaktorem VVER-440, který se stal sériovým sovětským reaktorem první generace. Jaderné elektrárny s VVER-440 typu V-230 se rozšířily, bylo postaveno několik energetických bloků jak v SSSR, tak v jiných zemích východního bloku včetně Československa (JE Jaslovské Bohunice). Prvním projektem VVER-440 druhé generace byl typ V-213 vyvinutý pro JE Loviisa. V letech 1977 a 1980 byly na této stanici spuštěny dva energetické bloky, při jejichž vzniku bylo využito mnoho technologických řešení, které byly později realizované v JE s VVER-1000, např. železobetonový kontejnment.

Výzkum později pokračoval vývojem VVER-1000. Do roku 1969 byly v Kurčatovově institutu připraveny zadávací podmínky pro návrh projektu, které schválil A.P. Alexandrov. Do roku 1971 byl projekt VVER-1000 zhotoven institutem Gidropress pod vedením hlavního konstruktéra V.V. Stekolnikova a schválen SSSR Minsredmaš.

Vývojové modely VVER-440
Vývojový model Počet postavených jednotek (ve výstavbě) Popis
VVER-440/179 2 Dva prototypy v Novovoroněži
VVER-440/230 12 Sériový VVER-440
VVER-440/270 2 Arménie (vyšší seismická odolnost)
VVER-440/213 18 Sériový VVER-440 (nástupce 230)
VVER-440/213+ 1 (+1) Vychází z 213, Mochovce 3 a 4
VVER-440/213M 0 Vývoj 1993, kontejnment
VVER-440/318 0 Vývozní model, kontejnment
VVER-440/356 0 Zamýšleno pro 3 a 4. blok JE Loviisa

Konstrukce editovat

Palivo editovat

 
Palivové soubory mají 3 stupně obohacení uranu 235. 1,6% (žlutá), 2,4% (oranžová), 3,6% (červená).

Jádro VVER-440 je tvořeno 349 hexagonálními palivovými soubory, z nichž některé jsou použity jako pracovní části bezpečnostního řídicího systému. Uvnitř každého souboru se nachází 126 palivových tyčí o průměru 9,1 mm. Tablety paliva TVEL ze sintrovaného oxidu uraničitého s 3,5% obohacením o průměru 7,5 mm jsou uzavřeny v povlaku o tloušťce 0,6 mm. Povlakový materiál kazety a palivové tyče slitina zirkonu dopovaného niobem (1%).[2]

VVER-440 pracuje v režimu průběžné výměny paliva, během které se vždy vymění pouze část paliva. Kampaň může trvat 3-6 let, nejčastěji 5 let. Většina elektráren VVER-440 používá 12 až 18měsíční palivový cyklus. Každých 12-18 měsíců se vymění 1/4-1/6 kazet. Nejprve se vyjmou kazety ze středu aktivní zóny a na jejich místo se vloží kazety z periferie aktivní zóny. Uvolněné prostory na okraji aktivní zóny jsou vyplněny kazetami s čerstvým palivem. Kazety s vyhořelým palivem se ukládají do chladicího bazénu, ve kterém voda odvádí zbytkové teplo a zároveň působí jako stínění ionizujícího záření. V současné době reaktory VVER často používají palivo se spalovacími jedy (gadolinium a erbium), které umožňují vyšší obohacení čerstvého paliva a větší rezervu reaktivity během palivové kampaně, což umožňuje prodloužení palivové kampaně na 5-6 let při téměř stejných nákladech, což umožňuje snížit náklady na palivo o cca 40 %.[2]

VVER mají záporný teplotní i výkonový koeficient. To znamená, že v případě nutnosti dodávky elektřiny je možné palivový cyklus prodloužit postupným snižováním výkonu. Při sníženém výkonu se snižuje teplota paliva i moderátoru a zvyšuje jejich hustota. To má za následek vyšší množivý koeficient, který může reaktor udržet v provozu o několik dní déle.[2][3]

Po rozpadu Sovětského svazu se dodavatelé ze západní geopolitické části světa pokusili pokrýt část trhu s jaderným palivem VVER. Vzhledem k odlišné geometrii palivových článků, šestiúhelníkové u VVER oproti čtyřúhelníkovému u západních tlakovodních reaktorů, muselo být vynaloženo velké úsilí na přizpůsobení metod výpočtu a výroby. Největší technologický rozdíl je v konstrukci palivového článku. Palivové články ruské výroby mají tuhou konstrukci, zatímco palivové tyče nejsou pevně upnuty a jsou pohyblivé, aby poskytly větší prostor pro expanzi zirkoniových plášťových trubek. Západní palivové soubory mají na druhou stranu pružnější konstrukci, ale palivové tyče jsou pevně upnuty. Zavedení západních návrhů palivových souborů do reaktorů VVER proto vyžadovalo mnoho výzkumu a testování, aby se eliminovaly jakékoli úniky z návrhu. Zatímco palivové články VVER-1000 mohly být v aktivní zóně snadněji seřizovány pomocí srovnatelné hydrauliky, problém představoval zejména vývoj palivových článků VVER-440, které mají vzhledem k uložení palivových článků odlišné hydraulické chování. Adaptace západního paliva také představuje problém z hlediska materiálů, protože ruské palivové články používají 99% zirkonium s přídavkem 1% niobu jako materiál pláště. Západní články používají jako materiál Zircalloy 4.[4]

O první diverzifikované dodávky paliva pro VVER-440 požádaly v roce 1992 ČEZ pro jadernou elektrárnu Dukovany a Slovenské Elektrárne pro jadernou elektrárnu Bohunice.[4]

Ovládací systémy editovat

VVER-440 má dva systémy pro ovládání reaktivity: systém havarijních regulačních kazet (HRK) a systém regulace bóru.[5] První systém se skládá z 37 HRK, 30 se využívá pouze v havarijních situacích nebo pro odstavení reaktoru, zbylých 7 se využívá pro regulaci výkonu během běžného provozu. Spodní vrstva HRK je kazeta s palivovými tyčemi. Horní vrstva HRK je vyplněna prvky ze slitiny boru. V případě potřeby je do aktivní zóny spouštěna část s absorpčním materiálem s pomocí elektromotoru, která vytlačí palivovou část dolů. HRK jsou namontovány na tyčích procházejících nahoru skrz víko reaktoru. Tento mechanismus ovládání je celosvětový unikát, který se vyskytuje pouze u některých VVER, konkrétně VVER-440 a jeho předchůdci. Druhým systémem pro ovládání reaktivity je změna koncentrace kyseliny borité v primárním okruhu. Chladivo průběžně cirkuluje zařízením pro ovládání chemického složení a objemu chladiva (anglicky: chemical and volume control system CVCS). V tomto zařízení dochází k čištění vody a zároveň k přimíchávání roztoku kyseliny borité podle potřeby. kyselina boritá se ve vodě rozpustí a rovnoměrně rozprostře po celém primárním okruhu. Výhodou této regulace je rovnoměrné rozprostření absorbátoru, nevýhodou však je pomalá rychlost regulace (změna koncentrace se typicky pohybuje v jednotkách ppm za hodinu) a změna chemických vlastností vody, zejména změna pH, která musí být kompenzována přidáním LiOH.[5]

Pomalé změny reaktivity (vyhoření jaderného paliva, otrava štěpnými produkty atd.) jsou kompenzovány systémem regulace bóru. Pro větší změny výkonu se používá 7 regulačních HRK. Pro úplné odstavení reaktoru slouží zbylých 30 HRK.[5]

Reaktorová nádoba editovat

 
Tlaková nádoba reaktoru VVER-440/213

Aktivní zóna VVER-440 je spolu s absorbujícími tyčemi a elektronikou uložena v tlakové nádobě reaktoru. Ta má vnější průměr 3,8 m, výšku 11,2 m a je navržena pro provoz pod tlakem 12,5 MPa. Nádoba má šest párů otvorů pro vstup a výstup chladicí kapaliny všech šesti palivových smyček. Horní část nádoby je uzavřena víkem reaktoru.[6][7]

Stěna nádoby je postupem času poškozována neutronovým a γ zářením, které na ni dopadá. Dávka záření způsobuje změnu vlastností materiálu nádoby, nejčastěji křehnutí, a tepelné namáhání. Fluence neutronů je proto redukována vodou a ocelovými clonami umístěnými mezi aktivní zónou a stěnou reaktorové nádoby. Tloušťka vodní clony je 20 cm, tloušťka ocelové clony je 9 cm.[6][7]

Primární okruh editovat

V primárním okruhu cirkuluje chladivo – voda pod tlakem cca 12,5 MPa, což zabraňuje jejímu varu. Chladivo vstupuje do reaktoru o teplotě přibližně 269 °C, ohřeje se v něm na 300 °C a je posíláno 6 cirkulačními smyčkami do parogenerátorů, kde předává své teplo sekundárnímu okruhu. Z parogenerátorů se voda vrací zpět do reaktoru hlavními oběhovými čerpadly. Pro udržení stability tlaku a kompenzaci změn objemu chladicí kapaliny při jejím zahřívání nebo ochlazování se používá speciální kompenzátor tlaku (kompenzátor objemu). Hlavní cirkulační potrubí o vnitřním průměru 494 mm propojuje zařízení primárního okruhu. V místech napojení jsou instalovány omezovače průtoku ke snížení úniků v případě prasknutí potrubí.[8][9][10]

Kompenzátor objemu editovat

Součástí primárního okruhu je i kompenzátor objemu, který je připojený mezi studenou a horkou část dvou smyček. Kompenzátor objemu má objem 44 m3, během provozu je spodní část naplněna 26 m3 vody a 18 m3 vodní páry. Uvnitř se nachází trysky pro vstřikování vody a elektrické ohříváky. S pomocí těchto zařízení se uvnitř nádoby mění teplota, čímž se reguluje tlak v celém primárním okruhu.[11][12]

Hlavní oběhová čerpadla editovat

Hlavní oběhová čerpadla (MCP) zajišťují nucenou cirkulaci chladiva primárním okruhem. Jedná se o vertikální jednostupňové odstředivá čerpadla typu GCEN – 317 s těsněním hřídele, která využívají trojfázový asynchronní elektromotor. Výkon motoru je 1 400 kW, celková hmotnost čerpadla činí 42 t. Součástí čerpadel je i mnoho pomocných zařízení jako například: spodní radiální ložisko, systém přívodu oleje pro ložiska, systém zahlcování posledního stupně těsnění hřídele, systém kontroly těsnosti přírubových spojů a antireverzační (zarážecí) zařízení. Každá chladicí smyčka má právě jedno hlavní cirkulační čerpadlo.[13]

Parogenerátor editovat

 
Parogenerátor

Parogenerátor je určen k přenosu energie vyrobené v aktivní zóně reaktoru do sekundárního okruhu. Elektrárny s reaktorem VVER-440 (podobně tomu je i u ostatních VVER) využívají neobvyklé horizontální parogenerátory s trubkovou teplosměnnou plochou.[14] Primární chladivo prochází 5536 teplosměnnými trubicemi uvnitř skříně parogenerátoru a ohřívá vodu v sekundárním okruhu. Vroucí voda sekundárního okruhu se přeměňuje na páru a protéká kombinovaným parovodem do turbíny. Pára vzniká nasycená, o teplotě 260 °C, tlaku 4,6 MPa a vlhkosti do 0,25 % při teplotě napájecí vody 220 °C.[15] Tepelný výkon každého parogenerátoru je 230 MW, hmotnost prázdného parogenerátoru je 169 t, s podpěrami a zcela naplněného vodou pak 216 t. Parogenerátory jsou vyrobeny ze slitiny INCOLOY 800.[16]

Turbogenerátor editovat

Pára z parogenerátorů je přiváděna parovody na turbínu, kde tlačí na lopatky a pohání generátor. Elektrárny VVER-440 mají na každý blok jeden pár turbín K-220-44, každá o instalovaném výkonu 220 MW. Turbíny vyráběl Charkovský turbínový závod a později i Škoda Plzeň. Vstupní parametry páry jsou 241 °C a 4,31 MPa. Turbína se skládá z jedné vysokotlaké a dvou nízkotlakých částí. Turbína používá znovuohřev páry pro zvýšení účinnosti. Rychlost otáčení turbínu je rovna frekvenci sítě, tedy 50 Hz neboli 3 000 otáček za minutu.[17]

Kondenzátor editovat

Po vykonání práce vodní pára kondenzuje a je odváděna do kondenzátoru, kde je ochlazována terciárním okruhem pro vytvoření maximálního rozdílu teplot a zvýšení účinnosti. Odtud voda putuje přes odvzdušňovat zpět do parogenerátoru.

Modernizace elektráren editovat

 
JE Loviisa

Elektrárny s VVER-440 prošly za svůj provoz, stejně jako ostatní jaderné elektrárny po celém světě mnoha modernizacemi, které zvyšují jejich účinnost, bezpečnost a spolehlivost.

Navyšování výkonu energetických bloků nad nominální (angl. Power Uprates) je známým nástrojem zvyšování ekonomické efektivity jaderných elektráren. Kapacita se zvyšuje díky lepší kontrole procesů, zlepšeným provozním postupům, modernizaci zařízení a dalším opatřením. Výkon JE Dukovany byl zvýšen z původních 440 MWe na 510 MWe. Na Finské JE Loviisa až na 531 MWe.

Vylepšováním bezpečnostních systémů se frekvence výskytu poškození aktivní zóny (angl. core damage frequency, CDF) snížila u modelů JE Jaslovské Bohunice V1 (V-230) z ~10−3 (1980) na ~9×10−4 (2000), u JE Dukovany (V-213) z ~10−4 (1990) na ~10−6 (2010).

Zároveň se výrazně prodloužila i životnost. Zatímco se v době vytváření projektu předpokládala životnost 30 let, dnes už se počítá s provozem elektráren minimálně 60 let.[18]

Kompletní seznam všech provozních, budovaných, plánovaných, nedokončených a zrušených reaktorů VVER-440 editovat

Název Typ reaktoru Zahájení

stavby

Připojení

k síti

Stav, dodatečné informace Čistý výkon

(MW)

Hrubý výkon

(MW)

  Bohunice-1 440/230 1972 1978 uzavřena v roce 2006 408 440
  Bohunice-2 440/230 1972 1980 uzavřena v roce 2008 408 440
  Bohunice-3 440/213 1976 1984 v provozu (plánované uzavření v roce 2044) 470 505
  Bohunice-4 440/213 1976 1985 v provozu (plánované uzavření v roce 2045) 470 505
  Brno-1 440/213 - - nahrazeno elektrárnou Dukovany - teplo
  Dukovany-1 440/213 1979 1985 v provozu (plánované uzavření v roce 2045); modernizace 2011 470 500
  Dukovany-2 440/213 1979 1986 v provozu (plánované uzavření v roce 2046); modernizace 2012 470 500
  Dukovany-3 440/213 1979 1986 v provozu (plánované uzavření v roce 2046); modernizace 2009 470 500
  Dukovany-4 440/213 1979 1987 v provozu (plánované uzavření v roce 2047)[19]; modernizace 2010 470 500
  Greifswald-1 440/230 1970 1973 uzavřena v roce 1990 408 440
  Greifswald-2 440/230 1970 1974 uzavřena v roce 1990 408 440
  Greifswald-3 440/230 1972 1977 uzavřena v roce 1990 408 440
  Greifswald-4 440/230 1972 1979 uzavřena v roce 1990 408 440
  Greifswald-5 440/213 1976 1989 uzavřena v roce 1989 408 440
  Greifswald-6 440/213 1976 - uzavřena v roce 1989 (dostavěna, ale nikdy nespuštěna) 408 440
  Greifswald-7 440/213 1978 - výstavba zrušena v roce 1990 408 440
  Greifswald-8 440/213 1978 - výstavba zrušena v roce 1990 408 440
  Holguín-1[20] 440/318 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1991 - 440
  Holguín-2[20] 440/318 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1991 - 440
  Holguín-3[20] 440/318 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1991 - 440
  Holguín-4[20] 440/318 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1991 - 440
  Irák-1 440/318 - - plánovaná výstavba zrušena - 440
  Juragua-1 440/318 1983 - výstavba zastavena v roce 1992, zrušena 2000 417 440
  Juragua-2 440/318 1985 - výstavba zastavena v roce 1992, zrušena 2000 417 440
  Juragua-3 440/318 - - přípravy na stavbu zrušeny v roce 1992 408 440
  Juragua-4 440/318 - - přípravy na stavbu zrušeny v roce 1992 408 440
  Holešovice-1 440/213 - - přesunuto do Kojetic - teplo
  Holešovice-2 440/213 - - přesunuto do Kojetic - teplo
  Kola-1 440/230 1970 1973 v provozu (licence do roku 2033) 411 440
  Kola-2 440/230 1973 1974 v provozu (licence do roku 2034) 411 440
  Kola-3 440/213 1977 1981 v provozu (licence do roku 2041) 411 440
  Kola-4 440/213 1976 1984 v provozu (licence do roku 2044) 411 440
  Kozloduj-1 440/230 1970 1974 uzavřena v roce 2002 408 440
  Kozloduj-2 440/230 1970 1975 uzavřena v roce 2002 408 440
  Kozloduj-3 440/230 1973 1980 uzavřena v roce 2006 408 440
  Kozloduj-4 440/230 1973 1982 uzavřena v roce 2006 408 440
  Kŭmho-1 440/318 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1991 - 440
  Kŭmho-2 440/318 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1991 - 440
  Kŭmho-3 440/318 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1991 - 440
  Kŭmho-4 440/318 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1991 - 440
  Loviisa-1 440/213 1971 1977 v provozu (plánované uzavření v roce 2037) 488 510
  Loviisa-2 440/213 1972 1980 v provozu (plánované uzavření v roce 2040) 488 510
  Loviisa-3 440/356 - - plánovaná výstavba zrušena - 440
  Loviisa-4 440/356 - - plánovaná výstavba zrušena - 440
  Magdeburg-1 440/213 - - přesunuto do Stendalu - 440
  Magdeburg-2 440/213 - - přesunuto do Stendalu - 440
  Magdeburg-3 440/213 - - přesunuto do Stendalu - 440
  Magdeburg-4 440/213 - - přesunuto do Stendalu - 440
  Magdeburg-5 440/213 - - přesunuto do Stendalu - 440
  Magdeburg-6 440/213 - - přesunuto do Stendalu - 440
  Magdeburg-7 440/213 - - přesunuto do Stendalu - 440
  Magdeburg-8 440/213 - - přesunuto do Stendalu - 440
  Mecamor-1 440/270 1973 1979 uzavřena po zemětřesení v roce 1989 bez možnosti restartu - metalografické testy na parogenerátorech 376 408
  Mecamor-2 440/270 1975 1980 v provozu (uzavřena v roce 1989, znovu spuštěna 1995, plánované odstavení v roce 2036)[21] 376 408
  Mecamor-3 440/213 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1989 - 440
  Mecamor-4 440/213 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1989 - 440
  Mochovce-1 440/213 1983 1998 v provozu (plánované uzavření v roce 2058) 470 500
  Mochovce-2 440/213 1983 1999 v provozu (plánované uzavření v roce 2059) 470 500
  Mochovce-3 440/213+ 1987 2023[22] v provozu (plánované uzavření v roce 2083) 440 471
  Mochovce-4 440/213+ 1987 2024 ve výstavbě 440 471
  Mochovce-5 440/213 - - nahrazeno VVER-1000/320 - 440
  Mochovce-6 440/213 - - nahrazeno VVER-1000/320 - 440
  Mochovce-7 440/213 - - nahrazeno VVER-1000/320 - 440
  Mochovce-8 440/213 - - nahrazeno VVER-1000/320 - 440
  Neka-1 440/213M - - plánovaná výstavba zrušena v 90. letech - 440
  Neka-2 440/213M - - plánovaná výstavba zrušena v 90. letech - 440
  Novovoroněž-3 440/179 1967 1971 uzavřena v roce 2016 385 417
  Novovoroněž-4 440/179 1967 1972 uzavřena v roce 2017, prodloužena životnost v roce 2018, (plánované uzavření 2033) 385 417
  Olt-1 440/213 - - plánovaná výstavba zrušena - 440
  Paks-1 440/213 1974 1983 v provozu (plánované uzavření v roce 2053) 479 509
  Paks-2 440/213 1974 1984 v provozu (plánované uzavření v roce 2054) 479 506
  Paks-3 440/213 1979 1986 v provozu (plánované uzavření v roce 2056) 479 506
  Paks-4 440/213 1979 1987 v provozu (plánované uzavření v roce 2057) 479 506
  Paks-5 440/213 - - nahrazeno VVER-1000/320 - 440
  Paks-6 440/213 - - nahrazeno VVER-1000/320 - 440
  Paks-7[20] 440/213 - - nahrazeno VVER-1000/320 - 440
  Paks-8[20] 440/213 - - nahrazeno VVER-1000/320 - 440
  Rovno-1 440/213 1973 1980 v provozu (plánované uzavření v roce 2040) 381 420
  Rovno-2 440/213 1973 1981 v provozu (plánované uzavření v roce 2041) 376 415
  Radotín-1 440/213 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1975 - teplo
  Radotín-2 440/213 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1975 - teplo
  Ruppur-1 440/213 - - nahrazeno VVER-1000/392 a později VVER-1200 - 440
  Ruppur-2 440/213 - - nahrazeno VVER-1000/392 a později VVER-1200 - 440
  Sidi Kreir-1 440/213 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1981 - 440
  Sidi Kreir-2 440/213 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1981 - 440
  Sirte-1 440/318 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1986 408 440
  Sirte-2 440/318 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1986 408 440
  Sýrie-1 440/318 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1986 - 440
  Żarnowiec-1 440/213 1983 - výstavba zrušena v roce 1990 (obnova s jinými reaktory je plánována) 440 465
  Żarnowiec-2 440/213 1983 - výstavba zrušena v roce 1990 440 465
  Żarnowiec-3 440/213 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1990 440 465
  Żarnowiec-4 440/213 - - plánovaná výstavba zrušena v roce 1990 440 465
Legenda: v provozu uzavřena ve výstavbě výstavba zrušena

Odkazy editovat

Reference editovat

V tomto článku byl použit překlad textu z článku ВВЭР-440 na ruské Wikipedii. Article made by Vaska235 and Ajrocket1

  1. ↑ S.R.O, Akcent. 3. a 4. blok JE Mochovce, Slovensko | ŠKODA JS a.s. [online]. [cit. 2023-11-10]. Dostupné online. 
  2. ↑ a b c 0023 - Aktivní zóna reaktoru VVER 440. www.cez.cz [online]. [cit. 2023-11-10]. Dostupné online. 
  3. ↑ Westinghouse VVER-440 fuel loaded into reactor : Uranium & Fuel - World Nuclear News. world-nuclear-news.org [online]. [cit. 2023-11-10]. Dostupné online. 
  4. ↑ a b Wayback Machine. web.archive.org [online]. [cit. 2023-11-10]. Dostupné v archivu pořízeném z originálu dne 2022-02-13. 
  5. ↑ a b c Časopis Automa Systém RRCS pro řízení regulačních kazet reaktoru VVER 440. automa.cz [online]. [cit. 2023-11-10]. Dostupné online. 
  6. ↑ a b HORDÓSY, G.; HEGYI, Gy; KERESZTÚRI, A. Pressure vessel calculations for VVER-440 reactors. Radiation Protection Dosimetry. 2005, roč. 115, čís. 1–4, s. 100–103. PMID: 16381691. Dostupné online [cit. 2023-11-10]. ISSN 0144-8420. DOI 10.1093/rpd/nci038. PMID 16381691. 
  7. ↑ a b SIEVERS, J.; LIU, X.; RAJAMÄKI, P. Comparative analyses concerning integrity of a VVER-440 reactor pressure vessel. Nuclear Engineering and Design. 1995-10-01, roč. 159, čís. 1, s. 63–68. Dostupné online [cit. 2023-11-10]. ISSN 0029-5493. DOI 10.1016/0029-5493(95)01055-M. 
  8. ↑ ENERGIE, Svět. Jaderná elektrárna Dukovany - Jaderné elektrárny ČEZ - Energetika zblízka - Svět energie.cz. www.svetenergie.cz [online]. [cit. 2023-10-02]. Dostupné online. 
  9. ↑ E., Altstadt,; M., Scheffer,; F.P., Weiss,. A vibration model for the primary circuit of VVER-440 type reactors based on finite elements. inis.iaea.org. 1995. Dostupné online [cit. 2023-11-10]. (English) 
  10. ↑ S.R.O, Akcent. Comprehensive maintenance of the primary circuit equipment | ŠKODA JS a.s. [online]. [cit. 2023-11-10]. Dostupné online. (anglicky) 
  11. ↑ 0392 - Kompenzátor objemu. www.cez.cz [online]. [cit. 2023-11-10]. Dostupné online. 
  12. ↑ Komplex jaderných zařízení NORD, Greifswald - Blog iDNES.cz. iDNES.cz [online]. [cit. 2023-11-10]. Dostupné online. 
  13. ↑ Příloha č. 1 Národní zprávy ČR pro účely Úmluvy o jaderné energii [online]. Státní úřad pro jadernou bezpečnost [cit. 2023-10-02]. Dostupné online. 
  14. ↑ INSP: VVER-440/230 Description. insp.pnnl.gov [online]. [cit. 2023-11-10]. Dostupné online. 
  15. ↑ KENNEDY, J. M.; SIENICKI, J. J. Response of Soviet-designed VVER-440 steam generator vessel to pressurization. 10. international conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMIRT), Anaheim, CA (USA), 14-18 Aug 1989 [online]. 1989-01-01 [cit. 2023-11-10]. Dostupné online. (English) 
  16. ↑ JOSEF, Přikryl,. Parogenerátor tlakovodního reaktoru VVER-440. dspace.vutbr.cz. Dostupné online [cit. 2023-11-10]. 
  17. ↑ Application of innovative solutions to improve the efficiency of the LPC flow part of the 220 MW NPP steam turbine. Archives of Thermodynamics. 2023-07-26. Dostupné online [cit. 2023-10-03]. ISSN 1231-0956. DOI 10.24425/ather.2022.140925. (polsky) 
  18. ↑ JE Dukovany: modernizace škodováckých turbín | Technický týdeník. www.technickytydenik.cz. Dostupné online [cit. 2023-10-02]. 
  19. ↑ Dukovany, Dukovany, kdeže jste aneb malý jaderný výhled do roku 2037 - Peak.cz. Peak.cz – peníze, ekonomika, analýzy, komentáře [online]. 2020-02-19 [cit. 2021-02-16]. Dostupné online. 
  20. ↑ a b c d e f Soviet Economy in the 1980's: Problems and Prospects : Selected Papers Submitted to the Joint Economic Committee, Congress of the United States. [s.l.]: U.S. Government Printing Office 1180 s. Dostupné online. (anglicky) Google-Books-ID: MVpKAQAAMAAJ. 
  21. ↑ Russia To Help Extend Armenian Nuclear Station’s Life Until 2036. «Ազատ Եվրոպա/Ազատություն» ռադիոկայան [online]. [cit. 2021-08-24]. Dostupné online. (arménsky) 
  22. ↑ Mochovce 3 supplies first electricity to grid : New Nuclear - World Nuclear News. www.world-nuclear-news.org [online]. [cit. 2023-02-01]. Dostupné online. 

Související články editovat

Externí odkazy editovat

Citováno z „https://cs.wikipedia.org/w/index.php?title=VVER-440&oldid=23838923“