Azərbaycanca AzərbaycancaБеларускі БеларускіDansk DanskDeutsch DeutschEspañola EspañolaFrançais FrançaisIndonesia IndonesiaItaliana Italiana日本語 日本語Қазақ ҚазақLietuvos LietuvosNederlands NederlandsPortuguês PortuguêsРусский Русскийසිංහල සිංහලแบบไทย แบบไทยTürkçe TürkçeУкраїнська Українська中國人 中國人United State United StateAfrikaans Afrikaans
Підтримка
www.wikidata.uk-ua.nina.az

ВВЕР 440 Водо Водяний Енергетичний Реактор потужністю електричною 440 МВт розроблений у СРСР Розробник ДКБ Гідропрес м П

ВВЕР-440

ВВЕР-440

ВВЕР-440 — Водо-Водяний Енергетичний Реактор потужністю (електричною) 440 МВт, розроблений у СРСР. Розробник ДКБ «Гідропрес» (м. Подольськ Московської області). Науковий керівник — Курчатовський інститут. Спочатку планувався на електричну потужність 500 МВт, але через відсутність відповідних турбін був перероблений на 440 МВт (2 турбіни К-220-44 ХТГЗ по 220 МВт). В 1997—2002 роках у деяких енергоблоків за рахунок модернізації номінальна потужність була збільшена. Максимально на АЕС Ловійса (Loviisan) — 510 МВт.

ВВЕР-440
image
Технічні характеристики
Теплоносій вода
Робочий тиск 12,3 МПа (125 кгс/см²)
Робоча температура 542—573 К (269—300 °C)
Паливо діоксид урану
Теплова потужність 1375 МВт
Електрична потужність 440 МВт
Коефіцієнт К.Д. 32,0 %
Розробка
Наукова частина Курчатовський інститут
Підприємство-розробник ДКБ «Гідропрес»
Будівництво та експлуатація
Будівництво першого зразка 1967—1971
Місцезнаходження Блок-3, НВ АЕС
Перший пуск 1971
Експлуатація до: 1971—2016
Побудовано реакторів 35
Блоки АЕС. Країни Україна — (2), Росія — (6), Болгарія — (4), Словаччина — (6), Чехія — (4), Вірменія — (2), Угорщина — (4), Фінляндія — (2)
image ВВЕР-440
 у Вікісховищі

Технічні дані

Характеристика ВВЕР-440 ВВЕР-1000
(для порівняння)
Теплова потужність реактора, МВт 1375 3000
Електрична потужність, МВт 440 1000
К. к. д.,% 32,0 33
Тиск пари перед турбіною, кгс/см² 44,0 64
Тиск в першому контурі, кгс/см² 125 160
Температура води, °C:
   • на вході в реактор 269 290
   • на виході з реактора 300 320
Кількість циркуляційних петель () і ГЦН, шт 6 4
Внутрішній діаметр (Ду) , мм 500 850
Діаметр активної зони, м 2,88 3,12
Висота активної зони, м 2,50 3,53
Діаметр ТВЕЛа, мм 9,1 9,1
Кількість ТВЕЛів у касеті 126 312
Кількість ТВЗ в РУ 349 163
Завантаження урану, т 42 66
Середнє збагачення урану,% 3,5 3-4
, МВт-доб/кг 28,6 43

Характеристика реактора ВВЕР-440

Активна зона ВВЕР-440 набрана з 349 шестигранних касет (ТВС), частина з яких використовується як робочі органи . Всередині кожуха касети змонтовано по трикутній решітці 126 стрижневих ТВЕЛів діаметром 9,1 мм. Сердечник ТВЕЛу (спечений діоксид урану із збагаченням 3,5 %), діаметром 7,5 мм укладений в оболонку товщиною 0,6 мм. Матеріал кожуха касети і оболонки ТВЕЛ — цирконій, легований ніобієм — 1 %.

ВВЕР-440 працює в режимі 4-6 часткових перевантажень касет за кампанію, що триває приблизно 3—6 років. Через кожні 280—290 діб у ВВЕР-440 замінюється 1/4—1/6 частина касет. Спочатку касети вивантажують з центральної області активної зони, а на їх місце переставляють касети з периферії активної зони. Звільнені місця на периферії активної зони заповнюють касетами із «свіжими» паливом. Перевантаження касет здійснюється в шахті мокрого перевантаження під захисним шаром води завтовшки 5 м, що ослаблює дозу випромінювання в реакторному залі нижче гранично допустимої.

В даний час для реакторів ВВЕР (і РБМК) розроблено паливо з нейтронів (гадоліній, ербій — для ВВЕР, ербій — для РБМК) який дозволяє більше збагачувати свіже паливо, і мати більший запас реактивності протягом паливної кампанії, що дозволяє використовувати одну касету з паливом не 3—4 роки, а 5—6 років при практично однаковій вартості, що дозволяє знизити витрати на паливо приблизно на 40 %.

потужності ВВЕР — негативна величина. На Нововоронезькій АЕС Росія він використовується для збільшення інтервалу між перевантаженнями касет під час максимального споживання електроенергії восени та взимку. Перед частковим перевантаженням реактор переводять на деякий час в режим саморегулювання. Потужність реактора повільно знижується, внаслідок чого звільняється реактивність. Вона і витрачається на компенсацію додаткового вигорання палива.

Активна зона ВВЕР-440 розміщена в товстостінному корпусі зі сталі. Він має зовнішній діаметр 3,8 м, висоту 11,2 м і розрахований на роботу під тиском 125 кгс/см². У корпусі є два ряди патрубків для входу та виходу теплоносія. Зверху корпус закривається кришкою.

На внутрішню стінку корпусу падають нейтронне і γ-випромінювання. Від дози випромінювання залежать зміна властивостей матеріалу корпусу і термічні напруги в корпусі. Тому дозу випромінювання в корпусі знижують водним та сталевим екранами, розташованими між активною зоною і корпусом. Товщина водного екрана дорівнює 20 см, сталевого — 9 см.

СУЗ ВВЕР-440 має дві незалежні системи: систему АРК і . Перша система з 37 АРК забезпечує управління реактором в нестаціонарних режимах і його виключення. Нижнім ярусом АРК служить касета з ТВЕЛами. Верхній ярус АРК заповнений елементами з борного сплаву. АРК закріплені на штоках, що виходять наверх через патрубки кришки корпусу. Вони переміщаються у вертикальному напрямку електроприводами, а в аварійних випадках скидаються в активну зону реактора. Після скидання місце паливного ярусу АРК в активній зоні займає поглинач з борного сплаву.

Повільні зміни реактивності (вигоряння ядерного палива, отруєння, шлакування та ін.) компенсує система борного регулювання. Застосування системи борного регулювання спростило СУЗ реактора, а кількість АРК зменшилася з 73 (ВВЕР-365) до 37 (ВВЕР-440).

Схема блоку складається з двох контурів. У першому контурі циркулює вода під тиском 125 кгс/см². Вода з температурою 269 °C надходить у кільцеву щілину між стінкою корпусу й активною зоною і опускається вниз. Потім вона рухається вгору через активну зону і, охолоджуючи ТВЕЛи, нагрівається до температури 300 °C, поступає в парогенератори. В парогенераторах відведене від реактора тепло витрачається на отримання насиченої пари (тиск 44 кгс/см², температура 275 °C), що обертає турбогенератори.

Реакторні установки з реактором ВВЕР-440

Існує 3 проєкти реакторних установок на ВВЕР-440 (В-213, В-230, В-270), які відрізняються, в основному, компонуванням апаратних відділень і системами безпеки. Крім того, проєкт В-270 розроблявся з урахуванням сейсмічності майданчика будівництва.

Реакторна установка ВВЕР-440/В-230

Реакторні установки (РУ) проєкту В-230 спочатку не мали гідроємностей САОЗ, 2-х комплектів аварійного захисту, поканального поділу систем безпеки та електроживлення, тому не відповідали вимогам Правил ядерної безпеки (ПБЯ), які були посилені після Чорнобильської аварії. Після проведення реконструкції, початковий проєкт зазнав серйозних змін з метою домогтися виконання сучасних вимог ПБЯ. Єдина серйозна відмінність модернізованого проєкту В-230 від В-213 — установка (СВК) для захисту від надмірного підвищення тиску в гермооболонці, замість шахти локалізації аварії (ШЛА) і відсутність гідроємностей САОЗ, функцію яких виконують аварійні живильні насоси (АЖН) і дизельна насосна установка (на Кольській АЕС).

Реакторна установка ВВЕР-440/В-213

У пізнішому проєкті реакторної установки В-213 присутні 3 канали системи безпеки, що включають пасивну систему аварійного охолодження активної зони (САОЗ). Реакторні установки цього проєкту практично повністю відповідають сучасним вимогам правил ядерної безпеки (ПБЯ).

Реакторна установка ВВЕР-440/В-270

Проєкт В-270 розроблявся з урахуванням сейсмічності майданчика будівництва. Основою для нього був проєкт В-230.

АЕС з ВВЕР-440

Реконструкція АЕС з ВВЕР-440

Зараз усі РУ проєкту В-230 (Росія) шляхом реконструкції, яка обійшлася приблизно в 25 млн євро/1 блок, приведені у відповідність сучасним вимогам правил ядерної безпеки. У результаті чого Ростехнагляд продовжив їхню експлуатацію на 15 років.

У Росії планується провести реконструкцію РУ проєкту В-213, при цьому, окрім заміни автоматики, планується замінити частину циліндрів низького тиску турбін і за рахунок підняття їх ККД збільшити потужність блоку до 510 МВт. Термін експлуатації при цьому планується продовжити на 20 років.

Була виконана реконструкція РУ В-213 1 і 2 блоків Рівненської АЕС (Україна). Міжнародна місія OSART МАГАТЕ виконувала перевірки рівня експлуатаційної безпеки станції в 1988, 1996, 2003 і 2008 роках. Міжнародні експерти високо оцінили рівень безпеки АЕС та кваліфікацію її персоналу. За результатами перевірки Європейський Союз обрав станцію за базову для виконання ряду міжнародних проєктів. У 2009 році станція успішно витримала ресертифікаційний аудит міжнародної компанії «TÜV NORD» на відповідність вимогам міжнародних стандартів «Системи управління якістю» (СУЯ) та контролю навколишнього середовища.

10 грудня 2010 року виїзна колегія Державного комітету ядерного регулювання України (ДКЯРУ) у місті Вараш ухвалила рішення про продовження терміну експлуатації енергоблоків 1 і 2 (ВВЕР-440) ВП «Рівненської АЕС» на 20 років до 2030 року.

Див. також

Примітки

  1. . Архів оригіналу за 6 січня 2012. Процитовано 6 квітня 2011.
  2. «Нововоронезька атомна електростанція». [ 6 січня 2012 у Wayback Machine.]Novovoronezh.ru. Процитовано 2010-11-01.(рос.)
  3. . Архів оригіналу за 23 травня 2008. Процитовано 6 квітня 2011.
  4. Богуніце АЭС (Bohunice NPP) [ 2012-03-06 у Wayback Machine.] (Процитовано 14-10-2010)
  5. . Архів оригіналу за 11 березня 2009. Процитовано 6 квітня 2011.
  6. . Архів оригіналу за 29 квітня 2011. Процитовано 6 квітня 2011.

Джерела

  • Технологічна схема енергоблоків з реакторами ВВЕР-440 і ВВЕР-1000 [ 2 червня 2011 у Wayback Machine.].(рос.)
  • .(рос.)
  • Конструкція ВВЕР 440 [ 7 листопада 2012 у Wayback Machine.].(рос.)
  • .(рос.)

Вікіпедія, Українська, Україна, книга, книги, бібліотека, стаття, читати, завантажити, безкоштовно, безкоштовно завантажити, mp3, відео, mp4, 3gp, jpg, jpeg, gif, png, малюнок, музика, пісня, фільм, книга, гра, ігри, мобільний, телефон, android, ios, apple, мобільний телефон, samsung, iphone, xiomi, xiaomi, redmi, honor, oppo, nokia, sonya, mi, ПК, web, Інтернет

VVER 440 Vodo Vodyanij Energetichnij Reaktor potuzhnistyu elektrichnoyu 440 MVt rozroblenij u SRSR Rozrobnik DKB Gidropres m Podolsk Moskovskoyi oblasti Naukovij kerivnik Kurchatovskij institut Spochatku planuvavsya na elektrichnu potuzhnist 500 MVt ale cherez vidsutnist vidpovidnih turbin buv pereroblenij na 440 MVt 2 turbini K 220 44 HTGZ po 220 MVt V 1997 2002 rokah u deyakih energoblokiv za rahunok modernizaciyi nominalna potuzhnist bula zbilshena Maksimalno na AES Lovijsa Loviisan 510 MVt VVER 440Rivnenska AESTehnichni harakteristikiTeplonosij vodaRobochij tisk 12 3 MPa 125 kgs sm Robocha temperatura 542 573 K 269 300 C Palivo dioksid uranuTeplova potuzhnist 1375 MVtElektrichna potuzhnist 440 MVtKoeficiyent K D 32 0 RozrobkaNaukova chastina Kurchatovskij institutPidpriyemstvo rozrobnik DKB Gidropres Budivnictvo ta ekspluataciyaBudivnictvo pershogo zrazka 1967 1971Misceznahodzhennya Blok 3 NV AESPershij pusk 1971Ekspluataciya do 1971 2016Pobudovano reaktoriv 35Bloki AES Krayini Ukrayina 2 Rosiya 6 Bolgariya 4 Slovachchina 6 Chehiya 4 Virmeniya 2 Ugorshina 4 Finlyandiya 2 VVER 440 u VikishovishiTehnichni daniHarakteristika VVER 440 VVER 1000 dlya porivnyannya Teplova potuzhnist reaktora MVt 1375 3000 Elektrichna potuzhnist MVt 440 1000 K k d 32 0 33 Tisk pari pered turbinoyu kgs sm 44 0 64 Tisk v pershomu konturi kgs sm 125 160 Temperatura vodi C na vhodi v reaktor 269 290 na vihodi z reaktora 300 320 Kilkist cirkulyacijnih petel i GCN sht 6 4 Vnutrishnij diametr Du mm 500 850 Diametr aktivnoyi zoni m 2 88 3 12 Visota aktivnoyi zoni m 2 50 3 53 Diametr TVELa mm 9 1 9 1 Kilkist TVELiv u kaseti 126 312 Kilkist TVZ v RU 349 163 Zavantazhennya uranu t 42 66 Serednye zbagachennya uranu 3 5 3 4 MVt dob kg 28 6 43Harakteristika reaktora VVER 440Aktivna zona VVER 440 nabrana z 349 shestigrannih kaset TVS chastina z yakih vikoristovuyetsya yak robochi organi Vseredini kozhuha kaseti zmontovano po trikutnij reshitci 126 strizhnevih TVELiv diametrom 9 1 mm Serdechnik TVELu spechenij dioksid uranu iz zbagachennyam 3 5 diametrom 7 5 mm ukladenij v obolonku tovshinoyu 0 6 mm Material kozhuha kaseti i obolonki TVEL cirkonij legovanij niobiyem 1 VVER 440 pracyuye v rezhimi 4 6 chastkovih perevantazhen kaset za kampaniyu sho trivaye priblizno 3 6 rokiv Cherez kozhni 280 290 dib u VVER 440 zaminyuyetsya 1 4 1 6 chastina kaset Spochatku kaseti vivantazhuyut z centralnoyi oblasti aktivnoyi zoni a na yih misce perestavlyayut kaseti z periferiyi aktivnoyi zoni Zvilneni miscya na periferiyi aktivnoyi zoni zapovnyuyut kasetami iz svizhimi palivom Perevantazhennya kaset zdijsnyuyetsya v shahti mokrogo perevantazhennya pid zahisnim sharom vodi zavtovshki 5 m sho oslablyuye dozu viprominyuvannya v reaktornomu zali nizhche granichno dopustimoyi V danij chas dlya reaktoriv VVER i RBMK rozrobleno palivo z nejtroniv gadolinij erbij dlya VVER erbij dlya RBMK yakij dozvolyaye bilshe zbagachuvati svizhe palivo i mati bilshij zapas reaktivnosti protyagom palivnoyi kampaniyi sho dozvolyaye vikoristovuvati odnu kasetu z palivom ne 3 4 roki a 5 6 rokiv pri praktichno odnakovij vartosti sho dozvolyaye zniziti vitrati na palivo priblizno na 40 potuzhnosti VVER negativna velichina Na Novovoronezkij AES Rosiya vin vikoristovuyetsya dlya zbilshennya intervalu mizh perevantazhennyami kaset pid chas maksimalnogo spozhivannya elektroenergiyi voseni ta vzimku Pered chastkovim perevantazhennyam reaktor perevodyat na deyakij chas v rezhim samoregulyuvannya Potuzhnist reaktora povilno znizhuyetsya vnaslidok chogo zvilnyayetsya reaktivnist Vona i vitrachayetsya na kompensaciyu dodatkovogo vigorannya paliva Aktivna zona VVER 440 rozmishena v tovstostinnomu korpusi zi stali Vin maye zovnishnij diametr 3 8 m visotu 11 2 m i rozrahovanij na robotu pid tiskom 125 kgs sm U korpusi ye dva ryadi patrubkiv dlya vhodu ta vihodu teplonosiya Zverhu korpus zakrivayetsya krishkoyu Na vnutrishnyu stinku korpusu padayut nejtronne i g viprominyuvannya Vid dozi viprominyuvannya zalezhat zmina vlastivostej materialu korpusu i termichni naprugi v korpusi Tomu dozu viprominyuvannya v korpusi znizhuyut vodnim ta stalevim ekranami roztashovanimi mizh aktivnoyu zonoyu i korpusom Tovshina vodnogo ekrana dorivnyuye 20 sm stalevogo 9 sm SUZ VVER 440 maye dvi nezalezhni sistemi sistemu ARK i Persha sistema z 37 ARK zabezpechuye upravlinnya reaktorom v nestacionarnih rezhimah i jogo viklyuchennya Nizhnim yarusom ARK sluzhit kaseta z TVELami Verhnij yarus ARK zapovnenij elementami z bornogo splavu ARK zakripleni na shtokah sho vihodyat naverh cherez patrubki krishki korpusu Voni peremishayutsya u vertikalnomu napryamku elektroprivodami a v avarijnih vipadkah skidayutsya v aktivnu zonu reaktora Pislya skidannya misce palivnogo yarusu ARK v aktivnij zoni zajmaye poglinach z bornogo splavu Povilni zmini reaktivnosti vigoryannya yadernogo paliva otruyennya shlakuvannya ta in kompensuye sistema bornogo regulyuvannya Zastosuvannya sistemi bornogo regulyuvannya sprostilo SUZ reaktora a kilkist ARK zmenshilasya z 73 VVER 365 do 37 VVER 440 Shema bloku skladayetsya z dvoh konturiv U pershomu konturi cirkulyuye voda pid tiskom 125 kgs sm Voda z temperaturoyu 269 C nadhodit u kilcevu shilinu mizh stinkoyu korpusu j aktivnoyu zonoyu i opuskayetsya vniz Potim vona ruhayetsya vgoru cherez aktivnu zonu i oholodzhuyuchi TVELi nagrivayetsya do temperaturi 300 C postupaye v parogeneratori V parogeneratorah vidvedene vid reaktora teplo vitrachayetsya na otrimannya nasichenoyi pari tisk 44 kgs sm temperatura 275 C sho obertaye turbogeneratori Reaktorni ustanovki z reaktorom VVER 440Isnuye 3 proyekti reaktornih ustanovok na VVER 440 V 213 V 230 V 270 yaki vidriznyayutsya v osnovnomu komponuvannyam aparatnih viddilen i sistemami bezpeki Krim togo proyekt V 270 rozroblyavsya z urahuvannyam sejsmichnosti majdanchika budivnictva Reaktorna ustanovka VVER 440 V 230 V 189 3 4 bloki Novovoronezkoyi AES Rosiya V 230 1 2 bloki Kolskoyi AES Rosiya V 230 1 2 3 4 bloki AES Kozloduj Bolgariya V 230 1 2 3 4 5 bloki AES Grajfsvald NDR Nimechchina V 230 1 2 bloki AES Bogunici Slovachchina Reaktorni ustanovki RU proyektu V 230 spochatku ne mali gidroyemnostej SAOZ 2 h komplektiv avarijnogo zahistu pokanalnogo podilu sistem bezpeki ta elektrozhivlennya tomu ne vidpovidali vimogam Pravil yadernoyi bezpeki PBYa yaki buli posileni pislya Chornobilskoyi avariyi Pislya provedennya rekonstrukciyi pochatkovij proyekt zaznav serjoznih zmin z metoyu domogtisya vikonannya suchasnih vimog PBYa Yedina serjozna vidminnist modernizovanogo proyektu V 230 vid V 213 ustanovka SVK dlya zahistu vid nadmirnogo pidvishennya tisku v germoobolonci zamist shahti lokalizaciyi avariyi ShLA i vidsutnist gidroyemnostej SAOZ funkciyu yakih vikonuyut avarijni zhivilni nasosi AZhN i dizelna nasosna ustanovka na Kolskij AES Reaktorna ustanovka VVER 440 V 213 V 213 3 4 bloki Kolskoyi AES Rosiya V 213 1 2 3 4 bloki Paksh Ugorshina V 213 1 2 3 4 bloki Chehiya V 213 1 2 bloki AES Loviisa Finlyandiya V 213 3 4 bloki Bogunice Slovachchina V 213 1 2 bloki Rivnenskoyi AES Ukrayina U piznishomu proyekti reaktornoyi ustanovki V 213 prisutni 3 kanali sistemi bezpeki sho vklyuchayut pasivnu sistemu avarijnogo oholodzhennya aktivnoyi zoni SAOZ Reaktorni ustanovki cogo proyektu praktichno povnistyu vidpovidayut suchasnim vimogam pravil yadernoyi bezpeki PBYa Reaktorna ustanovka VVER 440 V 270 V 270 1 2 bloki Virmenskoyi AES Respublika Virmeniya Proyekt V 270 rozroblyavsya z urahuvannyam sejsmichnosti majdanchika budivnictva Osnovoyu dlya nogo buv proyekt V 230 AES z VVER 4403 i 4 bloki Novovoronezkoyi AES Rosiya 1 2 3 4 bloki Kolskoyi AES Rosiya 1 i 2 bloki Rivnenskoyi AES Ukrayina 1 i 2 bloki AES Loviisa Finlyandiya 1 2 3 4 bloki AES Kozloduj Bolgariya 1 2 3 4 5 bloki AES Grajfsvald Nimechchina zupineno pislya ob yednannya Nimechchini 1 2 3 4 bloki AES Paksh Ugorshina 1 2 3 4 bloki AES Dukovani Chehiya 3 4 bloki AES Bogunici Slovachchina 2 blok Virmenska AES Virmeniya 1 i 2 bloki bulo zupineno pislya zemletrusu v 1989 roci v 1995 robotu 2 bloku bulo vidnovleno 1 blok AES Mohovce Slovachchina pushenij v zhovtni 1998 2 blok AES Mohovce Slovachchina pushenij v berezni 2000 Rekonstrukciya AES z VVER 440Zaraz usi RU proyektu V 230 Rosiya shlyahom rekonstrukciyi yaka obijshlasya priblizno v 25 mln yevro 1 blok privedeni u vidpovidnist suchasnim vimogam pravil yadernoyi bezpeki U rezultati chogo Rostehnaglyad prodovzhiv yihnyu ekspluataciyu na 15 rokiv U Rosiyi planuyetsya provesti rekonstrukciyu RU proyektu V 213 pri comu okrim zamini avtomatiki planuyetsya zaminiti chastinu cilindriv nizkogo tisku turbin i za rahunok pidnyattya yih KKD zbilshiti potuzhnist bloku do 510 MVt Termin ekspluataciyi pri comu planuyetsya prodovzhiti na 20 rokiv Bula vikonana rekonstrukciya RU V 213 1 i 2 blokiv Rivnenskoyi AES Ukrayina Mizhnarodna misiya OSART MAGATE vikonuvala perevirki rivnya ekspluatacijnoyi bezpeki stanciyi v 1988 1996 2003 i 2008 rokah Mizhnarodni eksperti visoko ocinili riven bezpeki AES ta kvalifikaciyu yiyi personalu Za rezultatami perevirki Yevropejskij Soyuz obrav stanciyu za bazovu dlya vikonannya ryadu mizhnarodnih proyektiv U 2009 roci stanciya uspishno vitrimala resertifikacijnij audit mizhnarodnoyi kompaniyi TUV NORD na vidpovidnist vimogam mizhnarodnih standartiv Sistemi upravlinnya yakistyu SUYa ta kontrolyu navkolishnogo seredovisha 10 grudnya 2010 roku viyizna kolegiya Derzhavnogo komitetu yadernogo regulyuvannya Ukrayini DKYaRU u misti Varash uhvalila rishennya pro prodovzhennya terminu ekspluataciyi energoblokiv 1 i 2 VVER 440 VP Rivnenskoyi AES na 20 rokiv do 2030 roku Div takozhVVER 1000 VVR MPrimitki Arhiv originalu za 6 sichnya 2012 Procitovano 6 kvitnya 2011 Novovoronezka atomna elektrostanciya 6 sichnya 2012 u Wayback Machine Novovoronezh ru Procitovano 2010 11 01 ros Arhiv originalu za 23 travnya 2008 Procitovano 6 kvitnya 2011 Bogunice AES Bohunice NPP 2012 03 06 u Wayback Machine Procitovano 14 10 2010 Arhiv originalu za 11 bereznya 2009 Procitovano 6 kvitnya 2011 Arhiv originalu za 29 kvitnya 2011 Procitovano 6 kvitnya 2011 DzherelaTehnologichna shema energoblokiv z reaktorami VVER 440 i VVER 1000 2 chervnya 2011 u Wayback Machine ros ros Konstrukciya VVER 440 7 listopada 2012 u Wayback Machine ros ros

Дата публікації:
Топ