VVER

Water-Water Energetic Reactor (VVER), atau WWER (dari Rusia: Водо-водяной энергетический реактор; transliterates sebagai Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reaktor; air-air Reaktor) adalah serangkaian reaktor air bertekanan desain awalnya dikembangkan di Uni Soviet, dan sekarang Rusia, oleh OKB GIDROPRESS. Power output berkisar dari 300 MWe ke 1700 MWe dengan perkembangan dari desain Rusia terbaru. Pembangkit listrik VVER digunakan oleh Armenia, Bulgaria, China, Republik Ceko, Finlandia, Hungaria, India, Iran, Slowakia, Ukraina dan Rusia.

Desain utama VVER adalah penggunaan pendingin dan moderator air dengan fitur seperti generator uap horizontal, rakitan bahan bakar heksagonal, dan tidak adanya penetrasi dasar pada bejana tekan. Reaktor VVER memiliki berbagai model dengan daya bervariasi dari 300 MWe hingga 1700 MWe, digunakan di berbagai negara seperti Rusia, Cina, India, dan negara lainnya. Desain-desain VVER terus berkembang, meliputi generasi awal hingga reaktor modern VVER-1200 yang menghasilkan daya 1200 MWe dan memiliki fitur keselamatan pasif yang lebih canggih. Konsep VVER pertama kali diusulkan oleh S.M. Feinberg dari Institut Kurchatov pada tahun 1955, dan pekerjaan desain dimulai segera setelahnya. Reaktor VVER-210, prototipe pertama, mulai beroperasi pada tahun 1964 di Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Novovoronezh. VVER terus diperbarui, dan desain modern seperti VVER-1200 menggabungkan prinsip keselamatan pasif yang lebih baik dan efisiensi energi yang lebih tinggi.

VVER adalah jenis PWR yang menggunakan air sebagai pendingin dan moderator untuk reaksi fisi nuklir. Salah satu fitur pembeda utama VVER adalah generator uapnya yang ditempatkan secara horizontal. Rakitan bahan bakar pada reaktor VVER memiliki bentuk heksagonal. Bejana Tekan Tanpa Penetrasi Dasar, tidak ada penetrasi di dasar bejana reaktor, yang menyederhanakan desain dan konstruksi. Reaktor ini memiliki presurizer yang besar untuk menyimpan persediaan pendingin yang melimpah, yang berkontribusi pada tingkat keselamatan yang tinggi.

Model VVER generasi pertama, seperti VVER-440, adalah desain air bertekanan dengan daya 440 MWe. Model yang lebih baru dan canggih seperti VVER-1000 dan VVER-1200 memiliki kapasitas daya yang lebih besar dan telah mengalami peningkatan signifikan dalam hal keselamatan dan efisiensi. VVER-TOI, desain untuk konstruksi serial yang dapat diterapkan di berbagai lokasi dengan mempertimbangkan kondisi lingkungan yang ekstrem.

Deskripsi

VVER-1000 (transliterasi langsung dari bahasa Rusia ВВЭР-1000), reaktor tenaga nuklir Rusia 1000 MWe tipe PWR.
1: penggerak batang kendali
2: penutup reaktor[1] atau kepala bejana[2]
3: Bejana tekan reaktor
4: nozel saluran masuk dan keluar
5: laras inti reaktor atau selubung inti
6: inti reaktor
7: batang bahan bakar
Susunan rakitan bahan bakar heksagonal dibandingkan dengan desain PWR Westinghouse. Perhatikan bahwa terdapat 163 rakitan pada susunan heksagonal ini dan 193 pada susunan Westinghouse.
Ruang reaktor VVER-440 di Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Mochovce
Skema stereometrik VVER-1000. CP-1,2,3,4 — Pompa Sirkulasi; SG-1,2,3,4 — Generator Uap terpasang horizontal; NR — Reaktor Nuklir; P - Pressurizer.
Generator uap horizontal untuk Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Balakovo
Generator uap WWER (horizontal)
Pemeliharaan bagian tekanan rendah turbin uap di pembangkit listrik reaktor VVER
Ruang kendali Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir VVER
Satu unit Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir sedang dibangun
Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir VVER
Gardu induk listrik Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir VVER

Kepanjangan VVER dalam bahasa Rusia adalah “Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reaktor – VVER”, Jika diartikan dalam bahasa Inggris adalah “Water-Water Power Reactor – WWER). Reaktor Daya (Pendingin) Air – (Moderator) Air, dalam bahasa Indonesia disingkat sebagai RDAA.

Tipe reaktor air tekan VVER buatan Rusia atau dahulu disebut Uni Soviet banyak beroperasi di negara-negara Eropa Timur yang dahulu di bawah pemerintahan Uni Soviet. Tipe yang ada adalah VVER 440 (daya listrik 440 MWe) dan VVER 1000 (daya listrik 1000 MWe). Untuk tipe VVER 440, terdapat dua generasi yaitu generasi VVER 440/V-230 dan VVER 440/V-213. Oleh negara-negara Eropa Barat, tipe VVER 440/V-230 ditengarai mempunyai masalah yang berkaitan dengan keselamatan, yaitu sistem pendingin darurat tidak memadai dan tidak ada struktur konstruksi bejana tekan pengungkung reaktor. Oleh karena itu desain reaktor tipe ini mendapat prioritas IAEA untuk ditinjau ulang. Namun, reaktor generasi ketiga, yaitu VVER-1000, mempunyai banyak kemiripan dengan reaktor air tekan buatan Eropa Barat, sehingga faktor-faktor yang berkaitan dengan keselamatan dapat disejajarkan dengan reaktor serupa buatan Eropa Barat. Bahkan saat ini telah didesain reaktor yang mempunyai faktor keselamatan dan ekonomi yang lebih tinggi, yaitu VVER-640. Desain reaktor ini telah mendapat kepercayaan dan beberapa di antaranya direncanakan untuk dibangun. Penyempurnaan reaktor tipe VVER-1000 adalah NP-1100. Sementara itu dikembangkan pula PBER-600, suatu reaktor bentuk modular yang dapat ditempatkan di daerah perkotaan.

Desain

Singkatan Rusia dari VVER adalah 'reaktor energi air-air' (yaitu reaktor energi berpendingin air dan dimoderasi air). Desainnya merupakan jenis reaktor air bertekanan (PWR). Fitur pembeda utama VVER dibandingkan dengan PWR lainnya adalah:

  • Generator uap horizontal
  • Rakitan bahan bakar heksagonal
  • Tidak ada penetrasi dasar pada bejana tekan
  • Pressurizer berkapasitas tinggi yang menyediakan persediaan pendingin reaktor yang besar

Batang bahan bakar reaktor terendam sepenuhnya dalam air dengan tekanan masing-masing (12,5 / 15,7 / 16,2) MPa (1812/2277/2349 psi) sehingga tidak mendidih pada suhu operasi normal (220 hingga lebih dari 320 °C [428 hingga >608 °F]). Air dalam reaktor berfungsi sebagai pendingin sekaligus moderator, yang merupakan fitur keselamatan penting. Jika sirkulasi pendingin gagal, efek moderasi neutron dari air berkurang karena peningkatan panas yang menciptakan gelembung uap yang tidak memoderasi neutron, sehingga mengurangi intensitas reaksi dan mengkompensasi hilangnya pendinginan, suatu kondisi yang dikenal sebagai koefisien rongga negatif. Versi reaktor selanjutnya terbungkus dalam bejana tekan reaktor baja masif. Bahan bakar berupa uranium dioksida (UO2) dengan pengayaan rendah (sekitar 2,4–4,4% 235U) atau setara yang dipres menjadi pelet dan dirakit menjadi batang bahan bakar.

Reaktivitas dikendalikan oleh batang kendali yang dapat dimasukkan ke dalam reaktor dari atas. Batang kendali ini terbuat dari bahan penyerap neutron dan, tergantung pada kedalaman penyisipan, menghambat reaksi berantai. Jika terjadi keadaan darurat, penghentian reaktor dapat dilakukan dengan memasukkan seluruh batang kendali ke dalam teras.

Sirkuit pendingin primer

Air di sirkuit primer dijaga di bawah tekanan tinggi yang konstan untuk mencegah air mendidih. Karena air mentransfer semua panas dari inti dan diradiasi, integritas sirkuit ini sangat penting. Empat komponen utama dapat dibedakan:

  • Bejana reaktor: air mengalir melalui rakitan bahan bakar yang dipanaskan oleh reaksi berantai nuklir.
  • Kompensator volume (pressurizer): Untuk menjaga air di bawah tekanan konstan namun terkendali, kompensator volume mengatur tekanan dengan mengendalikan keseimbangan antara uap jenuh dan air menggunakan pemanas listrik dan katup pelepas.
  • Generator uap: Pada generator uap, panas dari air pendingin primer digunakan untuk mendidihkan air di sirkuit sekunder.
  • Pompa: Pompa memastikan sirkulasi air yang baik melalui sirkuit.

Untuk memastikan pendinginan inti reaktor yang berkelanjutan dalam situasi darurat, pendinginan primer dirancang dengan redundansi.

Sirkuit sekunder dan keluaran listrik

Sirkuit sekunder juga terdiri dari beberapa subsistem:

  • Generator uap: air sekunder direbus dengan mengambil panas dari sirkuit primer. Sebelum memasuki turbin, sisa air dipisahkan dari uap sehingga uap menjadi kering.
  • Turbin: Uap yang mengembang menggerakkan turbin, yang terhubung ke generator listrik. Turbin dibagi menjadi beberapa bagian bertekanan tinggi dan rendah. Untuk meningkatkan efisiensi, uap dipanaskan kembali di antara bagian-bagian ini. Reaktor tipe VVER-1000 menghasilkan daya listrik sebesar 1 GW.
  • Kondensor: Uap didinginkan dan dibiarkan mengembun, melepaskan panas buangan ke dalam sirkuit pendingin.
  • Deaerator: Menghilangkan gas dari pendingin.
  • Pompa: Masing-masing pompa sirkulasi digerakkan oleh turbin uap kecilnya sendiri.

Untuk meningkatkan efisiensi proses, uap dari turbin diambil untuk memanaskan kembali pendingin di sirkuit sekunder sebelum deaerator dan generator uap. Air di sirkuit ini seharusnya tidak bersifat radioaktif.

Sirkuit pendingin tersier dan pemanas distrik

Sirkuit pendingin tersier adalah sirkuit terbuka yang mengalihkan air dari reservoir luar seperti danau atau sungai. Menara pendingin evaporatif, bak pendingin, atau kolam memindahkan panas buang dari sirkuit pembangkit ke lingkungan.

Pada sebagian besar VVER, panas ini juga dapat digunakan lebih lanjut untuk pemanas rumah tangga dan industri. Contoh operasional sistem tersebut adalah PLTN Bohunice (Slowakia) yang memasok panas ke kota Trnava (12 kilometer [7,5 mil] jauhnya), Leopoldov (9,5 kilometer [5,9 mil] jauhnya), dan Hlohovec (13 kilometer [8,1 mil] jauhnya), dan PLTN Temelín (Republik Ceko) yang memasok panas ke Týn nad Vltavou yang berjarak 5 kilometer (3,1 mil). Rencana dibuat untuk memasok panas dari PLTN Dukovany ke Brno (kota terbesar kedua di Republik Ceko), yang mencakup dua pertiga kebutuhan panasnya.

Safety barriers

Dua unit VVER-440 di Loviisa, Finlandia memiliki bangunan penahan yang memenuhi standar keselamatan Barat. Fitur desain reaktor nuklir yang umum adalah penghalang keamanan berlapis yang mencegah kebocoran bahan radioaktif. Reaktor VVER memiliki tiga lapisan:

  • Batang bahan bakar: lapisan paduan zirkonium kedap udara (Zircaloy) di sekitar pelet bahan bakar keramik sinter uranium oksida memberikan penghalang yang tahan terhadap panas dan tekanan tinggi.
  • Dinding bejana tekan reaktor: cangkang baja masif membungkus seluruh rakitan bahan bakar dan pendingin primer secara kedap udara.
  • Bangunan reaktor: bangunan penahan beton yang membungkus seluruh sirkuit pertama cukup kuat untuk menahan lonjakan tekanan yang dapat disebabkan oleh kebocoran pada sirkuit pertama.

Dibandingkan dengan reaktor RBMK – jenis yang terlibat dalam bencana Chernobyl – VVER menggunakan desain yang secara inheren lebih aman karena pendingin juga merupakan moderator, dan berdasarkan sifat desainnya memiliki koefisien rongga negatif seperti semua PWR. Reaktor ini tidak memiliki risiko peningkatan reaktivitas dan transien daya yang besar jika terjadi kecelakaan kehilangan pendingin seperti yang terjadi pada RBMK yang dimoderasi grafit. Reaktor RBMK juga dibangun tanpa struktur penahan dengan alasan biaya akibat ukurannya; inti VVER jauh lebih kecil.

Perpanjangan extensi Siklus Bahan Bakar

Pada tahun 2024, Rosatom mulai menguji bahan bakar yang mengandung penyerap neutron erbium dan uranium yang diperkaya hingga 5% (bukan kisaran 3%-4,95% yang lazim). Eksperimen dilakukan di reaktor riset MIR.M1 di Institut Riset Reaktor Nuklir Dimitrovgrad. Reaktor ini akan memungkinkan perpanjangan siklus bahan bakar saat ini dari 12-18 bulan menjadi 24 bulan.

Bahan Bakar Campuran

PLTN Balakovo digunakan untuk eksperimen Bahan Bakar Campuran. Pada bulan Desember 2024, fase ketiga program percontohan terakhir yang berdurasi 18 bulan telah dimulai dengan tujuan mencapai siklus nuklir tertutup untuk reaktor VVER. Campuran uranium yang diperkaya dengan uranium daur ulang dan plutonium yang diperoleh dari bahan bakar nuklir bekas di reaktor VVER lainnya digunakan sebagai pengganti uranium yang diperkaya standar. Setelah 2 dari 3 tahap pertama, elemen bahan bakar diperiksa dan disetujui untuk tahap akhir ke-3. Tahap ke-3 diperkirakan akan selesai pada tahun 2026 ketika bahan bakar akan dibongkar dan dikaji lebih lanjut. Bahan bakar remix memiliki kandungan plutonium yang lebih rendah hingga 5% dibandingkan dengan bahan bakar MOX.

Perbedaan dan persamaan VVER dan PWR

VVER adalah jenis Reaktor Air Bertekanan (PWR) Soviet/Rusia, dengan perbedaan utama termasuk desain generator uap horizontal, rakitan bahan bakar berbentuk heksagonal, tidak adanya penetrasi dasar pada bejana tekan, dan kapasitas pressurizer yang lebih besar. Keduanya merupakan reaktor air ringan (LWR) yang menggunakan air sebagai moderator dan pendingin, tetapi VVER memiliki konfigurasi komponen yang unik dibandingkan PWR Barat. Berikut adalah perbandingan detailnya:

Persamaan antara VVER dan PWR
  • Keduanya adalah Reaktor Air Bertekanan (PWR), yang berarti menggunakan air sebagai pendingin dan moderator di sirkuit primer.
  • Keduanya menghasilkan uap di sirkuit sekunder untuk menggerakkan turbin dan menghasilkan listrik, menjadikannya pembangkit listrik sirkuit ganda.
  • Menggunakan uranium yang diperkaya rendah sebagai bahan bakar, yang dimasukkan ke dalam batang dan kemudian menjadi bundel bahan bakar.
  • Keduanya memiliki efek umpan balik negatif yang membantu memperlambat reaksi fisi jika air berubah menjadi uap.
Perbedaan Utama antara VVER dan PWR (Barat)
  • VVER menggunakan generator uap horizontal, sedangkan PWR (Barat) sering kali memiliki generator uap vertikal.
  • VVER menggunakan rakitan bahan bakar berbentuk heksagonal, sementara PWR (Barat) menggunakan rakitan berbentuk bulat.
  • VVER tidak memiliki penetrasi dasar pada bejana tekan, berbeda dengan beberapa desain PWR.
  • VVER memiliki pressurizer berkapasitas tinggi yang menyediakan persediaan pendingin reaktor dalam jumlah besar.
  • VVER dirancang dan dikembangkan di Uni Soviet/Rusia, sedangkan desain PWR awal dikembangkan di Amerika Serikat.

Spesifikasi Teknis

Spesifikasi VVER-210[3] VVER-365 VVER-440 VVER-1000 VVER-1200
(V-392M)[4][5][6] 		VVER-1300[7][8][9]
Keluaran termal, MW 760 1325 1375 3000 3212 3300
Efisiensi, % bersih 25,5 25,7 29,7 31,7 35,7
Tekanan uap, dalam 100 kPa
     di depan turbin 29.0 29.0 44.0 60.0 70.0
     di sirkuit pertama 100 105 125 160.0 165.1 165.2
Suhu air, °C:  
     saluran masuk cairan pendingin inti 250 250 269 289 298,2[10] 297.2
     outlet pendingin inti 269 275 300 319 328,6 328,8
Diameter inti ekuivalen, m 2,88 2,88 2,88 3,12 —
Tinggi inti aktif, m 2,50 2,50 2,50 3,50 — 3,73[11]
Diameter luar batang bahan bakar, mm 10,2 9,1 9,1 9,1 9,1 9,1
Jumlah batang bahan bakar dalam rakitan 90 126 126 312 312 313
Jumlah rakitan bahan bakar[3][12] 349

(312+ARK (SUZ) 37)

349

(276+ARK 73)

349 (276+ARK 73),
(312+ARK 37) Kola		 151 (109+SUZ 42),

163

163 163
Pemuatan uranium, ton 38 40 42 66 76-85,5 87,3
Rata-rata pengayaan uranium, % 2,0 3,0 3,5 4,26 4,69
Rata-rata pembakaran bahan bakar, MW · hari / kg 13,0 27,0 28,6 48,4 55,5

Pembangkit Listrik

Daftar instalasi operasional, yang direncanakan, dan VVER yang sedang dibangun
Pembangkit Listrik Negara Geolokasi Reaktor Catatan
Akkuyu Turki 36°08′40″LU, 33°32′28″BT (4 × VVER-1200/513) Sedang dibangun.[13]
Astravets Belarus 54°45′40″U, 26°5′21″BT (2 × VVER-1200/491) Unit 1 beroperasi sejak tahun 2020.[14] Unit 2 mulai beroperasi pada Mei 2023.[15]
Balakovo Rusia 52°5′28″N 47°57′19″E / 52.09111°N 47.95528°E / 52.09111; 47.95528 (PLTN Balakovo) 4 × VVER-1000/320
(2 × VVER-1000/320)		 Konstruksi unit 5 dan 6 dibatalkan. Untuk dibongkar.[16]
Belene Bulgaria 43°37′46″U, 25°11′12″BT (2 × VVER-1000/466B) Ditangguhkan pada tahun 2012.[17]
Bohunice Slowakia 48°29′40″N 17°40′55″E / 48.49444°N 17.68194°E / 48.49444; 17.68194 (PLTN Bouhunice) 2 × VVER-440/230
2 × VVER-440/213		 Terbagi menjadi dua PLTN, V-1 dan V-2 dengan masing-masing dua reaktor. Unit VVER-440/230 di pabrik V-1 ditutup pada tahun 2006 dan 2008.[butuh rujukan]
Bushehr Iran 28°49′46,64″N 50°53′09,46″E / 28.81667°N 50.88333°E / 28.81667; 50.88333 (PLTN Bushehr) 1 × VVER-1000/446

(1 × VVER-1000/528 AES-92 Gen III+)

 Unit 1 beroperasi sejak 2011.[18] Unit-2 sedang dalam pembangunan.[19]
Dukovany Republik Ceko 4 × VVER 440/213 Ditingkatkan menjadi 510 MW pada tahun 2009-2012. Peningkatan direncanakan menjadi 522 MW.[20]
El Dabaa Mesir 31°2′39″N 28°29′52″E / 31.04417°N 28.49778°E / 31.04417; 28.49778 (PLTN El Dabaa) (4×VVER-1200/529) Sedang dibangun.[21][22][23]
Greifswald Jerman 4 × VVER-440/230
1 × VVER-440/213
(3 × VVER-440/213)		 Dinonaktifkan. Unit 6 selesai, tetapi tidak pernah beroperasi. Pembangunan Unit 7 dan 8 dibatalkan.{
Kalinin Rusia 2 × VVER-1000/338
2 × VVER-1000/320		 Pembangunan unit 4 dihentikan pada tahun 1991 dan unit 3 melambat pada tahun 1990. Pada awal 1990-an, pembangunan unit 3 dimulai kembali dan diresmikan pada tahun 2004. Unit 4 pada tahun 2012.[24]
Hanhikivi Finlandia 1 × VVER-1200/491 Ditunda tanpa batas waktu hingga Maret 2022.[25] Kontrak berakhir pada Mei 2022.[26]
Khmelnytskyi Ukraina 2 × VVER-1000/320
(2 × VVER-1000/392B)		 Pembangunan Unit 4 dibatalkan pada tahun 2021. Unit 3 direncanakan akan selesai dengan perusahaan Ceko Škoda JS sebagai VVER-1000 dan kontrak unit 5 dan 6 telah ditandatangani - Westinghouse AP1000.[27]
Kola Rusia 2 × VVER-440/230
2 × VVER-440/213		 Semua unit diperpanjang masa pakainya hingga 60 tahun.[28]
Kudankulam India 8°10′08″N 77°42′45″E / 8.16889°N 77.71250°E / 8.16889; 77.71250 (PLTN Kudankulam) 2 × VVER-1000/412 (AES-92)
(4 × VVER-1000/412) (AES-92)		 Unit 1 beroperasi sejak 13 Juli 2013; Unit 2 beroperasi sejak 10 Juli 2016.[29] Unit 3, 4, 5, dan 6 sedang dibangun.
Kozloduy Bulgaria 4 × VVER-440/230
2 × VVER-1000		 Unit VVER-440/230 lama yang ditutup pada tahun 2004-2007.[butuh rujukan]
Kursk II Rusia 51°41′18″N 35°34′24″E / 51.68833°N 35.57333°E / 51.68833; 35.57333 (PLTN Kursk II) 2 × VVER-TOI

(2 × VVER-TOI)

VVER-TOI pertama.
Leningrad II Rusia 59°49′52″N 29°03′35″E / 59.83111°N 29.05972°E / 59.83111; 29.05972 (PLTN Leningrad II) 2 × VVER-1200/491 (AES-2006)

(2 × VVER-1200/491 (AES-2006))

Unit-unit tersebut merupakan prototipe dari VVER-1200/491 (AES-2006), unit 1 yang beroperasi secara komersial sejak Oktober 2018, dan unit 2 sejak Maret 2021.
Loviisa Finlandia 2 × VVER-440/213 Sistem kendali Barat, struktur penahannya jelas berbeda. Kemudian dimodifikasi untuk menghasilkan daya 530 MW.
Metsamor Armenia 2×VVER-440/270 Satu reaktor ditutup pada tahun 1989, penghentian unit 2 direncanakan pada tahun 2026.
Mochovce Slowakia 3 × VVER-440/213
(1 × VVER-440/213)		 Unit 3 dan 4 sedang dibangun sejak tahun 1985, unit 3 diresmikan pada tahun 2023 dan unit 4 akan diresmikan pada tahun 2025.[30]
Novovoronezh Rusia 1 x VVER-210 (V-1)
1 x VVER-365 (V-3M)
2 × VVER-440/179
1 × VVER-1000/187		 Semua unit adalah prototipe. Unit 1 dan 2 sedang dimatikan. Unit 3 dimodernisasi pada tahun 2002.[31]
Novovoronezh II Rusia 51°15′53.964″N 39°12′41.22″E / 51.26499000°N 39.2114500°E / 51.26499000; 39.2114500 (PLTN Novovoronezh II) 2 × VVER-1200/392M (AES-2006) Unit 1 adalah prototipe VVER-1200/392M (AES-2006), yang diresmikan pada tahun 2017, diikuti oleh unit 2 pada tahun 2019.
Paks Hongaria 4 × VVER-440/213
(2 × VVER-1200/517)		 Dua unit VVER-1200 sedang dibangun.[32]
Rheinsberg Jerman 1×VVER-70 (V-2) Unit dinonaktifkan pada tahun 1990
Rivne Ukraina 2 × VVER-440/213
2 × VVER-1000/320
(2 × VVER-1000/320)		 Perencanaan Unit 5 dan 6 dihentikan pada tahun 1990.
Rooppur Bangladesh 24°6′47″LU, 89°4′07″BT 2 × VVER-1200/523 Unit 1 dan 2 sedang dibangun.[33]
Rostov Rusia 47°35′57,63″LU, 42°22′18,76″BT 4 × VVER-1000/320 Pembangunan PLTN dihentikan pada tahun 1990 - unit 1 hampir 100% selesai. Konstruksi dimulai kembali pada tahun 1999-2000 dan unit 1 diresmikan pada tahun 2001 dan unit 4 pada tahun 2018.[34]
Ukraina Selatan Ukraina 1 × VVER-1000/302
1 × VVER-1000/338
1 × VVER-1000/320
(1 × VVER-1000/320)		 Pembangunan Unit 4 dihentikan pada tahun 1989 dan dibatalkan pada tahun 1991.[35]
Stendal Jerman (4 × VVER-1000/320) Pembangunan keempat unit dibatalkan pada tahun 1991 setelah reunifikasi Jerman.[36]
Temelin Republik Ceko 2 × VVER-1000/320

(2 × VVER-1000/320)

Sistem kendali Barat. Kedua unit ditingkatkan menjadi 1.086 MWe dan mulai beroperasi masing-masing pada tahun 2000 dan 2002. Unit 3 dan 4 (tipe yang sama) dibatalkan pada tahun 1990 karena perubahan rezim politik, hanya fondasi yang diselesaikan. Unit 3 dan 4 sekarang direncanakan dengan desain yang berbeda.
Tianwan Tiongkok 34°41′13″U, 119°27′35″BT 2 × VVER-1000/428 (AES-91)
2 × VVER-1000/428M (AES-91)
(2 × VVER-1200/491)		 Pembangunan VVER-1200 dimulai pada Mei 2021 dan Februari 2022.[37][38]
Xudabao Tiongkok 40°21′5″U, 120°32′45″BT (2 × VVER-1200/491) Pembangunan reaktor pertama dimulai pada 28 Juli 2021, dan pembangunan reaktor kedua dimulai pada 19 Mei 2022.[39][40]
Zaporizhzhia Ukraina 47°30′30″N 34°35′04″E / 47.50833°N 34.58444°E / 47.50833; 34.58444 (PLTN Zaporizhzhia) 6 × VVER-1000/320 PLTN terbesar di Eropa.
Zhambyl (wilayah Almaty)[41] Kazakstan (2 × VVER-1200) VVER-1200 terpilih untuk dibangun di Kazakhstan, pembangkit listrik tenaga nuklir besar pertama (lebih dari 1 GW) di Kazakhstan (unit sebelumnya yang beroperasi adalah BN-350)

Galeri

Operated reactors
NPP Balakovo VVER-1000
Rusia NPP Balakovo VVER-1000
NPP Rovno VVER-1000
Ukraina NPP Rivne VVER-1000
NPP Chmelnyckyj VVER-1000
Ukraina NPP Khmelnytsky VVER-1000
NPP Kudankulam VVER-1000
India NPP Kudankulam VVER-1000
Power Plants under construction
NPP Leningrad VVER-1200
Rusia NPP Leningrad VVER-1200
NPP Novovoronzh VVER-1200
Rusia NPP Novovoronezh VVER-1200
NPP Novovoronezh VVER-1200
Rusia NPP Novovoronezh VVER-1200
Canceled/Closed Power Plants
NPP Stendal VVER-1000
Jerman NPP Stendal VVER-1000
NPP Żarnowiec VVER-440
Polandia NPP Żarnowiec VVER-440
NPP Juragua VVER-440
Kuba NPP Juragua VVER-440
NPP Greifswald VVER-440
Jerman NPP Greifswald VVER-440

Lihat pula

Referensi

  1. ^ "Degradasi Kepala Bejana Reaktor - Gambar | NRC.gov".
  2. ^ "Atommash telah memproduksi penutup reaktor untuk Unit Pertama PLTN Akkuyu (Turki)". Aemtech.ru. 2020-11-26. Diakses tanggal 2022-03-08.
  3. ^ a b V.V. Semenov (1979). "Karakteristik Fisik dan Teknis Utama Pembangkit Reaktor WWER" (PDF). IAEA.
  4. ^ "NPP Novovoronezh-2" (PDF).
  5. ^ "ВВЕР Instalasi Reaktor s. 49" (PDF). ; ; ; ; ;
  6. ^ http://elib.biblioatom.ru/teks/andrushechko_aes-s-reaktorom-vver-1000_2010/go,538/. ; ; ;
  7. ^ Berkovich V. Ya., Semchenkov Yu. M. "Desain prospektif instalasi reaktor WWER" (PDF). ; ; ; ; ; ;
  8. ^ www.rosenergoatom.ru. 2014 http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2014/Plenar/Dolgov_A.B..pdf. Diakses tanggal 2019-04-19. ; ; ; Pemeliharaan CS1: Status URL (link)
  9. ^ Yakubenko I. A. (2013). "Konfigurasi utama yang menjanjikan dari zona aktif reaktor WWER generasi baru". Rumah Penerbit Universitas Riset Nuklir Nasional MEPhI. hlm. 52. Diakses tanggal 2018-11-11.
  10. ^ "Desain unit reaktor WWER yang menjanjikan s. 7" (PDF). www.rosenergoatom.ru. 2016. Diakses tanggal 2019-04-19. ; Pemeliharaan CS1: Status URL (link)
  11. ^ http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2016/Materials_2016/Plenar_rus/MNTK_Berkovich+Semchenkov_RUS.pdf. ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ;
  12. ^ Sergey PANOV. "Di sumber air-air". atomicexpert.com. Diarsipkan dari asli tanggal 2018-07-05. Diakses tanggal 2018-07-19.
  13. ^ "Turki akan mulai membangun 2 PLTN lagi: Erdoğan". Daily Sabah. 2021-11-09. Diarsipkan dari versi aslinya tanggal 12 November 2021. Diakses tanggal 2021-11-12.
  14. ^ Nagel, Christina (7 Nov 2020). "Belarus' erstes AKW geht ans Netz" [Pembangkit listrik tenaga atom pertama di Belarus sudah beroperasi]. Tagesschau. Diarsipkan dari asli tanggal 8 Nov 2020.
  15. ^ "Unit kedua PLTN Belarus terhubung ke jaringan - 15 Mei 2023". World Nuclear News. 2023-05-15. Diarsipkan dari versi aslinya tanggal 2023-11-09. Diakses tanggal 2024-01-23.
  16. ^ "На Балаковской АЭС снесут 2 энергоблока... | Типичный Балаково! | VK". vk.com (dalam bahasa Inggris). Diakses tanggal 2023-04-22.
  17. ^ "Parlemen Bulgaria Memilih untuk Meninggalkan PLTN Belene". World Nuclear Report. 27 Feb 2013. Diakses tanggal 22 Sep 2014.
  18. ^ "PRIS - Detail Reaktor". pris.iaea.org. Diakses tanggal 2025-08-16.
  19. ^ "PRIS - Detail Reaktor". pris.iaea.org. Diakses tanggal 2025-08-16.
  20. ^ "Dukovany na vyšší výkon. ČEZ chce z elektrárny vytáhnout více energie". Euro.cz. Diakses tanggal 2023-04-22.
  21. ^ Ezzidin, Toqa (29 November 2015). "El-Dabaa Nuclear Station akan menghasilkan listrik pada tahun 2024: Perdana Menteri". Daily News. Mesir. Diakses tanggal 22 Maret 2017.
  22. ^ Templat:Cite berita
  23. ^ Templat:Kutipan berita
  24. ^ "Kernkraftwerk Kalinin – Nucleopedia". id.nucleopedia.org. Diakses tanggal 2023-04-22.
  25. ^ "Dampak penundaan lisensi Hanhikivi 1 masih belum jelas". World Nuclear News.
  26. ^ "Fennovoima telah mengakhiri kontrak pengiriman pembangkit listrik tenaga nuklir Hanhikivi 1 dengan Rosatom". Hanhikivi 1 (dalam bahasa Inggris). Diakses tanggal 2022-08-18.
  27. ^ "PLTN Khmelnytskyi, Ukraina". Power Technology. Diakses tanggal 2023-01-02.
  28. ^ "Pembangkit listrik tenaga nuklir Kola jauh lebih aman". Diarsipkan dari asli tanggal 2013-09-24. Diakses tanggal 2023-12-18.
  29. ^ PLTN Kudankulam mencapai kondisi kritis
  30. ^ "PLTN baru Slovakia semakin dekat untuk diluncurkan". Reuters. 2022-10-24. Diakses tanggal 2023-01-02. Setelah Unit 4 Mochovce selesai, sekitar dua tahun setelah Unit 3 beroperasi, Slovakia diharapkan menjadi eksportir listrik neto ke negara-negara Uni Eropa lainnya.
  31. ^ "Kehidupan baru Novovoronezh 3". Nuclear Engineering International. 3 Juni 2002. Diarsipkan dari asli tanggal 14 Juli 2011. Diakses tanggal 9 Maret 2011.
  32. ^ "Elkezdődött a -5 méterig terjedő talajkiemelés". ; ;
  33. ^ "PLTN Rooppur, Ishwardi". Power Technology.
  34. ^ https://id.nucleopedia.org/wiki/Rostow. ; ; ;
  35. ^ https://www.uatom.org/id/informasi-umum/pln-ukraina-selatan. ; ; ; ; ;
  36. ^ "(GRS 112) Penilaian Terkait Keselamatan PLTN Stendal, Unit A, Tipe WWER-1000/ W-320 | GRS gGmbH". www.grs.de (dalam bahasa Jerman). Diakses tanggal 2023-04-22.
  37. ^ "PRIS - Detail Reaktor". pris.iaea.org. Diakses tanggal 2025-08-17.
  38. ^ "PRIS - Detail Reaktor". pris.iaea.org. Diakses tanggal 2025-08-17.
  39. ^ "PRIS - Detail Reaktor". pris.iaea.org. Diakses tanggal 2025-08-17.
  40. ^ "PRIS - Detail Reaktor". pris.iaea.org. Diakses tanggal 2025-08-17.
  41. ^ "Kazakhstan memilih Rosatom untuk PLTN pertama". World Nuclear News. 16 Juni 2025. Diakses tanggal 17 Juni 2025.

Content Disclaimer

Informasi ini disarikan dari Wikipedia dan disajikan kembali untuk tujuan edukasi. Konten tersedia di bawah lisensi CC BY-SA 3.0. Kami tidak bertanggung jawab atas ketidakakuratan data yang bersumber dari kontribusi publik tersebut.

  1. The information displayed on this website is sourced in part or in whole from Wikipedia and has been adapted for the purpose of restating it. We strive to provide accurate and relevant information, however:
  2. There is no guarantee of absolute accuracy. Wikipedia is an open, collaborative project that can be edited by anyone, so information is subject to change.
  3. It is not intended to constitute professional advice. The content displayed is for informational and educational purposes only. For important decisions (e.g., medical, legal, or financial), please consult a professional.
  4. Content copyright. Wikipedia is licensed under the Creative Commons Attribution-ShareAlike License (CC BY-SA). This means that content may be reused with appropriate attribution and shared under a similar license.
  5. Responsible use. Any risk arising from the use of information from this website is entirely the responsibility of the user.