เครื่องปฏิกรณ์ประเภท VVER
ภาพมุมมองของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์บาลากอโวซึ่งประกอบด้วยเครื่องปฏิกรณ์ VVER-1000 จำนวน 4 เครื่องที่ยังคงใช้งานอยู่
รุ่น	เครื่องปฏิกรณ์รุ่นที่ 1 เครื่องปฏิกรณ์รุ่นที่ 2 เครื่องปฏิกรณ์รุ่นที่ 3 เครื่องปฏิกรณ์รุ่นที่ 3 ขึ้นไป
แนวคิดเครื่องปฏิกรณ์	เครื่องปฏิกรณ์น้ำแรงดันสูง
สายเครื่องปฏิกรณ์	VVER (เครื่องปฏิกรณ์ Voda Voda Energo)
ประเภทของเครื่องปฏิกรณ์	VVER-210 VVER-365 VVER-440 VVER-1000 VVER-1200 VVER-ตอย
พารามิเตอร์หลักของแกนปฏิกรณ์
เชื้อเพลิง ( วัสดุฟิสไซล์ )	235 U ( LEU )
สถานะเชื้อเพลิง	แข็ง
สเปกตรัมพลังงานนิวตรอน	ความร้อน
วิธีการควบคุมหลัก	ก้านควบคุม
ผู้ดูแลหลัก	น้ำ
สารหล่อเย็นหลัก	ของเหลว ( น้ำเบา )
การใช้งานเครื่องปฏิกรณ์
การใช้งานหลัก	การผลิตไฟฟ้า
กำลัง (ความร้อน)	VVER-210: 760 MW th VVER-365: 1,325 MW th VVER-440: 1,375 MW th VVER-1000: 3,000 MW th VVER-1200: 3,212 MW th VVER-TOI: 3,300 MW th
พลังงาน (ไฟฟ้า)	VVER-210: 210 MW ของ VVER-365: 365 MW ของ VVER-440: 440 MW ของ VVER-1000: 1,000 MW ของ VVER-1200: 1,200 MW ของ VVER-TOI: 1,300 MW ของของ

เครื่องปฏิกรณ์พลังงานน้ำ-น้ำ ( WWER ) ^{[ 1 ]}หรือVVER (จากภาษารัสเซีย : водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) , โรมาไนซ์ :  vodo-vodyanoi enyergeticheskiy reaktor ) เป็นชุด การออกแบบ เครื่องปฏิกรณ์น้ำแรงดันสูงที่พัฒนาขึ้นในสหภาพโซเวียตและรัสเซียโดยOKB Gidropress [ ^{2 ] ชื่อ}นี้หมายถึงการใช้น้ำเป็นทั้งสารหล่อเย็นนิวเคลียร์และตัวลดความเร็วของนิวตรอนในเครื่องปฏิกรณ์ที่มุ่งเน้นการ ผลิตพลังงาน

แนวคิดของเครื่องปฏิกรณ์ดังกล่าวได้รับการเสนอที่สถาบัน KurchatovโดยSavely Moiseevich Feinberg ต้นแบบเครื่องปฏิกรณ์ VVER-210 เครื่องแรก ถูกสร้างขึ้นที่ โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ Novovoronezhก่อนทศวรรษ 1970 ซึ่งเป็นหนึ่งในสองแบบเครื่องปฏิกรณ์เริ่มต้นของโซเวียต (อีกแบบคือRBMK ) มีการออกแบบ VVER หลายรุ่นต่อมา ดังนั้นชื่อนี้จึงเกี่ยวข้องกับเครื่องปฏิกรณ์ที่แตกต่างกันอย่างมากตั้งแต่รุ่นที่ 1 ดั้งเดิม ไปจนถึงรุ่นที่ 3+ ที่ทันสมัย ​​กำลังไฟฟ้าที่ผลิตได้มีตั้งแต่ 70 ถึง 1300 MWeโดยมีการออกแบบที่มีกำลังการผลิตสูงถึง 1700 MWe อยู่ระหว่างการพัฒนาในปัจจุบัน^{[ 3 ] [ 4 ]}

โรงไฟฟ้า VVER ได้รับการติดตั้งในรัสเซีย ยูเครน เบลารุส อาร์เมเนีย จีน สาธารณรัฐเช็ก ฟินแลนด์ ฮังการี สโลวาเกีย บัลแกเรีย อินเดีย และอิหร่าน ประเทศที่วางแผนจะนำเครื่องปฏิกรณ์ VVER มาใช้ ได้แก่ บังกลาเทศ อียิปต์ จอร์แดน ตุรกี อุซเบกิสถาน และเวียดนาม เยอรมนีปิดเครื่องปฏิกรณ์ VVER รุ่นเก่าในปี 1989-90 ^{[ 5 ]}และยกเลิกโครงการที่อยู่ระหว่างการก่อสร้าง

เครื่องปฏิกรณ์ VVER รุ่นแรกสุดถูกสร้างขึ้นก่อนปี 1970 VVER-440 รุ่น V230 เป็นแบบที่พบได้บ่อยที่สุด โดยให้กำลังไฟฟ้า 440 เมกะวัตต์ V230 ใช้ ระบบ หล่อเย็น หลัก 6 วงจร โดยแต่ละวงจรมีเครื่องกำเนิดไอน้ำ แนวนอน รุ่น V213 ซึ่งเป็นรุ่นดัดแปลงจาก VVER-440 เป็นผลมาจาก มาตรฐาน ความปลอดภัยทางนิวเคลียร์ ชุดแรก ที่นักออกแบบชาวโซเวียตนำมาใช้ รุ่นนี้ประกอบด้วยระบบหล่อเย็นแกนกลางฉุกเฉินและ ระบบ ป้อนน้ำเสริม เพิ่มเติม รวมถึงระบบจำกัดตำแหน่งอุบัติเหตุที่ได้รับการปรับปรุง^{[ 6 ]}

เครื่องปฏิกรณ์ VVER-1000 ที่มีขนาดใหญ่กว่าได้รับการพัฒนาขึ้นหลังปี 1975 และเป็นระบบสี่วงจรที่ติดตั้งอยู่ใน โครงสร้างแบบ กักเก็บพร้อมระบบระงับการเกิดปฏิกิริยาด้วยไอน้ำแบบพ่น ( ระบบระบายความร้อนแกนกลางฉุกเฉิน ) การออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ VVER ได้รับการพัฒนาให้รวมระบบควบคุมอัตโนมัติ ระบบความปลอดภัยแบบพาสซีฟ และระบบกักเก็บที่เกี่ยวข้องกับเครื่องปฏิกรณ์รุ่นที่ 3 ของชาตะวันตก

VVER-1200 เป็นรุ่นที่นำเสนอสำหรับการก่อสร้างในปัจจุบัน ซึ่งเป็นการพัฒนาต่อยอดจาก VVER-1000 โดยมีกำลังไฟฟ้าเพิ่มขึ้นเป็นประมาณ 1200 MWe (รวม) และมีคุณสมบัติความปลอดภัยเชิงรับเพิ่มเติม^{[ 7 ]}

ในปี 2555 Rosatom ระบุว่าในอนาคตบริษัทตั้งใจที่จะรับรอง VVER กับหน่วยงานกำกับดูแลของอังกฤษและสหรัฐอเมริกา แม้ว่าจะไม่น่าจะยื่นขอใบอนุญาตของอังกฤษก่อนปี 2558 ก็ตาม^{[ 8 ] [ 9 ]}

การก่อสร้างหน่วย VVER-1300 (VVER-TOI) 1300 MWE หน่วยแรกเริ่มขึ้นในปี 2018 ^{[ 4 ]}

ตัวย่อภาษารัสเซีย VVER ย่อมาจาก 'เครื่องปฏิกรณ์พลังงานน้ำ-น้ำ' (เช่น เครื่องปฏิกรณ์พลังงานระบายความร้อนด้วยน้ำและลดความเร็วของนิวตรอนด้วยน้ำ) การออกแบบนี้เป็นเครื่องปฏิกรณ์น้ำแรงดันสูง (PWR) ประเภทหนึ่ง คุณลักษณะเด่นหลักของ VVER ^{[ 3 ]}เมื่อเปรียบเทียบกับ PWR อื่นๆ คือ:

• เครื่องกำเนิดไอน้ำแนวนอน
• ชุดประกอบเชื้อเพลิงหกเหลี่ยม
• ไม่มีการเจาะทะลุส่วนล่างในถังรับแรงดัน
• เครื่องอัดความดันความจุสูงที่ให้ปริมาณสารหล่อเย็นสำหรับเครื่องปฏิกรณ์จำนวนมาก

แท่งเชื้อเพลิงของเครื่องปฏิกรณ์จะจุ่มอยู่ในน้ำที่ความดัน (12.5 / 15.7 / 16.2) MPa (1812/2277/2349 psi) ตามลำดับ เพื่อไม่ให้เดือดที่อุณหภูมิการทำงานปกติ (220 ถึงมากกว่า 320 °C [428 ถึง >608°F]) น้ำในเครื่องปฏิกรณ์ทำหน้าที่ทั้งเป็นสารหล่อเย็นและตัวลดความเร็วของนิวตรอน ซึ่งเป็น คุณสมบัติด้าน ความปลอดภัย ที่สำคัญ หากการไหลเวียนของสารหล่อเย็นล้มเหลว ผลกระทบในการลดความเร็วของนิวตรอนของน้ำจะลดลงเนื่องจากความร้อนที่เพิ่มขึ้น ทำให้เกิดฟองไอน้ำซึ่งไม่สามารถลดความเร็วของนิวตรอนได้ จึงลดความเข้มของปฏิกิริยาและชดเชยการสูญเสียการหล่อเย็นซึ่งเป็นสภาวะที่เรียกว่าสัมประสิทธิ์ช่องว่าง เชิง ลบ เครื่องปฏิกรณ์รุ่นต่อมาถูกห่อหุ้มด้วยถังความดันเครื่องปฏิกรณ์เหล็กขนาดใหญ่ เชื้อเพลิงคือยูเรเนียมไดออกไซด์ (UO2 _{) ที่มีปริมาณยูเรเนียม} เสริมสมรรถนะต่ำ (ประมาณ 2.4–4.4% ^235U ) หรือเทียบเท่า นำมาอัดเป็นเม็ดและประกอบเป็นแท่งเชื้อเพลิง

ปฏิกิริยาเคมีถูกควบคุมโดยแท่งควบคุมที่สามารถใส่เข้าไปในเครื่องปฏิกรณ์จากด้านบนได้ แท่งเหล่านี้ทำจาก วัสดุดูดซับ นิวตรอน และจะยับยั้ง ปฏิกิริยาลูกโซ่ขึ้นอยู่กับความลึกที่ใส่เข้าไปหากเกิดเหตุฉุกเฉิน สามารถ ปิดเครื่องปฏิกรณ์ได้โดยการใส่แท่งควบคุมเข้าไปในแกนกลางจนสุด

ดังที่กล่าวมาข้างต้น น้ำในวงจรหลักจะถูกรักษาไว้ภายใต้ความดันสูงคงที่เพื่อป้องกันไม่ให้น้ำเดือด เนื่องจากน้ำเป็นตัวถ่ายเทความร้อนทั้งหมดจากแกนกลางและได้รับความร้อน ความสมบูรณ์ของวงจรนี้จึงมีความสำคัญอย่างยิ่ง สามารถแบ่งส่วนประกอบหลักได้สี่ส่วน:

1. ถังปฏิกรณ์: น้ำไหลผ่านชุดเชื้อเพลิงซึ่งได้รับความร้อนจากปฏิกิริยาลูกโซ่นิวเคลียร์
2. อุปกรณ์ปรับปริมาตร (ตัวเพิ่มแรงดัน): เพื่อรักษาระดับแรงดันน้ำให้คงที่แต่ควบคุมได้ อุปกรณ์ปรับปริมาตรจะควบคุมแรงดันโดยการควบคุมสมดุลระหว่างไอน้ำอิ่มตัวและน้ำโดยใช้ความร้อนจากไฟฟ้าและวาล์วระบายแรงดัน
3. เครื่องกำเนิดไอน้ำ: ในเครื่องกำเนิดไอน้ำ ความร้อนจากน้ำหล่อเย็นหลักจะถูกนำมาใช้ในการต้มน้ำในวงจรทุติยภูมิ
4. ปั๊ม: ปั๊มทำหน้าที่หมุนเวียนน้ำในวงจรอย่างเหมาะสม

เพื่อให้สามารถระบายความร้อนให้กับแกนปฏิกรณ์ได้อย่างต่อเนื่องในสถานการณ์ฉุกเฉิน ระบบระบายความร้อนหลักจึงได้รับการออกแบบให้มีระบบ สำรอง

วงจรทุติยภูมิยังประกอบด้วยระบบย่อยต่างๆ ดังนี้:

1. เครื่องกำเนิดไอน้ำ: น้ำในวงจรรองจะถูกต้มโดยใช้ความร้อนจากวงจรหลัก ก่อนเข้าสู่กังหัน น้ำส่วนที่เหลือจะถูกแยกออกจากไอน้ำเพื่อให้ไอน้ำแห้ง
2. กังหันไอน้ำ: ไอน้ำที่ขยายตัวจะขับเคลื่อนกังหัน ซึ่งเชื่อมต่อกับเครื่องกำเนิดไฟฟ้า กังหันแบ่งออกเป็นส่วนแรงดันสูงและแรงดันต่ำ เพื่อเพิ่มประสิทธิภาพ ไอน้ำจะถูกให้ความร้อนซ้ำระหว่างส่วนต่างๆ เหล่านี้ เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบ VVER-1000 สามารถผลิตกระแสไฟฟ้าได้ 1 กิกะวัตต์
3. เครื่องควบแน่น: ไอน้ำจะถูกทำให้เย็นลงและควบแน่น โดยถ่ายเทความร้อนส่วนเกินไปยังวงจรทำความเย็น
4. อุปกรณ์กำจัดก๊าซ: กำจัดก๊าซออกจากสารหล่อเย็น
5. ปั๊ม: ปั๊มหมุนเวียนแต่ละตัวขับเคลื่อนด้วยกังหันไอน้ำขนาดเล็กของตัวเอง

เพื่อเพิ่มประสิทธิภาพของกระบวนการ ไอน้ำจากกังหันจะถูกนำไปใช้ในการอุ่นสารหล่อเย็นในวงจรทุติยภูมิ ก่อนที่จะเข้าสู่เครื่องกำจัดอากาศและเครื่องกำเนิดไอน้ำ น้ำในวงจรนี้จะต้องไม่มีสารกัมมันตรังสี

วงจรระบายความร้อนขั้นที่สามเป็นวงจรเปิดที่ดึงน้ำจากแหล่งเก็บน้ำภายนอก เช่น ทะเลสาบหรือแม่น้ำ หอระบายความร้อนแบบระเหย อ่างระบายความร้อน หรือบ่อเก็บน้ำ จะถ่ายเทความร้อนส่วนเกินจากวงจรการผลิตความร้อนสู่สิ่งแวดล้อม

ใน VVER ส่วนใหญ่ ความร้อนนี้ยังสามารถนำไปใช้ในการทำความร้อนในที่อยู่อาศัยและอุตสาหกรรมได้อีกด้วย ตัวอย่างการใช้งานของระบบดังกล่าว ได้แก่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ Bohunice ( สโลวาเกีย ) ที่จ่ายความร้อนให้กับเมืองTrnava ^{[ 12 ]} (ห่างออกไป 12 กิโลเมตร [7.5 ไมล์]), Leopoldov (ห่างออกไป 9.5 กิโลเมตร [5.9 ไมล์]) และHlohovec (ห่างออกไป 13 กิโลเมตร [8.1 ไมล์]) และโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ Temelín ( สาธารณรัฐเช็ก) ที่จ่ายความร้อนให้กับTýn nad Vltavou (ห่างออกไป 5 กิโลเมตร [3.1 ไมล์]) และČeské Budějovice (ห่างออกไป 26 กิโลเมตร [16 ไมล์]) มีการวางแผนที่จะจ่ายความร้อนจากโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ DukovanyไปยังBrno (เมืองที่ใหญ่เป็นอันดับสองในสาธารณรัฐเช็ก) ซึ่งครอบคลุมความต้องการความร้อนสองในสามของเมือง^{[ 13 ]}

ลักษณะการออกแบบทั่วไปของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์คือระบบกั้นความปลอดภัยหลายชั้นเพื่อป้องกันการรั่วไหลของสารกัมมันตรังสี เครื่องปฏิกรณ์ VVER มีสามชั้น:

1. แท่งเชื้อเพลิง: โลหะผสมเซอร์โคเนียม (Zircaloy) ที่หุ้มรอบเม็ดเชื้อเพลิงเซรามิกเผาผนึกยูเรเนียมออกไซด์อย่างมิดชิด ทำหน้าที่เป็นเกราะป้องกันความร้อนและแรงดันสูง
2. ผนังถังความดันของเครื่องปฏิกรณ์: เปลือกเหล็กขนาดใหญ่ห่อหุ้มชุดเชื้อเพลิงและสารหล่อเย็นหลักทั้งหมดอย่างมิดชิด
3. อาคารเตาปฏิกรณ์: อาคารกักเก็บ คอนกรีต ที่ห่อหุ้มวงจรแรกทั้งหมด มีความแข็งแรงเพียงพอที่จะต้านทานแรงดันที่พุ่งสูงขึ้นหากวงจรแรกเกิดการรั่วไหล

เมื่อเปรียบเทียบกับ เครื่องปฏิกรณ์ RBMKซึ่งเป็นประเภทที่เกี่ยวข้องกับภัยพิบัติเชอร์โนบิลเครื่องปฏิกรณ์ VVER ใช้การออกแบบที่ปลอดภัยกว่าโดยธรรมชาติ เนื่องจากสารหล่อเย็นยังทำหน้าที่เป็นตัวหน่วงนิวตรอนด้วย และโดยธรรมชาติของการออกแบบจะมีค่าสัมประสิทธิ์ช่องว่างเป็นลบเช่นเดียวกับเครื่องปฏิกรณ์ PWR ทั้งหมด มันไม่มี ความเสี่ยงของ RBMK ที่ใช้กราไฟต์เป็นตัวหน่วงนิวตรอนในเรื่องปฏิกิริยาที่เพิ่มขึ้นและการเปลี่ยนแปลงพลังงานขนาดใหญ่ในกรณีที่เกิดอุบัติเหตุการสูญเสียสารหล่อเย็น เครื่องปฏิกรณ์ RBMK ยังถูกสร้างขึ้นโดยไม่มีโครงสร้างกักเก็บเนื่องจากเหตุผลด้านต้นทุนเนื่องจากขนาดของมัน แกนของ VVER มีขนาดเล็กกว่ามาก^{[ 14 ]}

ในปี 2024 Rosatom เริ่มทดสอบเชื้อเพลิงที่มีตัวดูดซับนิวตรอน ( เออร์เบียม ) และยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ 5% (แทนที่จะเป็นช่วง 3%-4.95% ทั่วไป) การทดลองได้ดำเนินการที่เครื่องปฏิกรณ์วิจัย MIR.M1 ที่สถาบันวิจัยเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ดิมิทรอฟกราด ซึ่งจะช่วยขยายวงจรเชื้อเพลิง ปัจจุบัน จาก 12-18 เดือนเป็น 24 เดือน^{[ 15 ]}

โรงไฟฟ้านิวเคลียร์บาลากอโวใช้สำหรับ การทดลอง เชื้อเพลิงรีมิกซ์ในเดือนธันวาคม 2024 ระยะที่สามซึ่งเป็นระยะสุดท้าย 18 เดือนของโครงการนำร่องได้เริ่มต้นขึ้น โดยมีเป้าหมายเพื่อให้ได้วงจรนิวเคลียร์แบบปิดสำหรับเครื่องปฏิกรณ์ VVER มีการใช้ส่วนผสมของยูเรเนียมเสริมสมรรถนะกับยูเรเนียมรีไซเคิลและพลูโทเนียมที่ได้รับจากเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ที่ใช้แล้วของเครื่องปฏิกรณ์ VVER อื่นๆ แทนยูเรเนียมเสริมสมรรถนะมาตรฐาน หลังจากผ่าน 2 ระยะแรกจากทั้งหมด 3 ระยะ ได้มีการตรวจสอบองค์ประกอบของเชื้อเพลิงและอนุมัติให้เข้าสู่ระยะสุดท้ายที่สาม ระยะที่สามสิ้นสุดลงในปลายเดือนมีนาคม 2026 เมื่อมีการขนถ่ายเชื้อเพลิงออก และหลังจากเก็บไว้ในสระเชื้อเพลิงใช้แล้วระยะหนึ่ง เชื้อเพลิงดังกล่าวจะถูกนำไปศึกษาต่อที่สถาบันวิจัยเครื่องปฏิกรณ์ปรมาณู (JSC SSC RIAR) ^{[ 16 ]}เชื้อเพลิงรีมิกซ์มีปริมาณพลูโทเนียมต่ำกว่าเชื้อเพลิง MOXไม่ เกิน 5% ^{[ 17 ]}

หนึ่งในรุ่นแรกๆ ของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบ VVER คือ VVER-440 ซึ่งแสดงให้เห็นถึงปัญหาบางประการเกี่ยวกับ การออกแบบ โครงสร้างกักเก็บเนื่องจากรุ่น V-230 และรุ่นเก่ากว่านั้นไม่ได้ถูกสร้างขึ้นมาเพื่อต้านทานการแตกของท่อขนาดใหญ่ซึ่งเป็นจุดวิกฤตในการออกแบบ ผู้ผลิตจึงได้เพิ่มหอควบแน่นแบบฟองอากาศ (Bubble condenser tower ) ในรุ่น V-213 ที่ใหม่กว่า ซึ่งด้วยปริมาตรที่เพิ่มขึ้นและชั้นน้ำหลายชั้น มีจุดประสงค์เพื่อลดแรงดันของไอน้ำที่พุ่งออกมาอย่างรวดเร็วโดยไม่ทำให้เกิดการรั่วไหลของโครงสร้างกักเก็บ ผลที่ตามมาคือ ประเทศสมาชิกทั้งหมดที่มีโรงไฟฟ้านิวเคลียร์แบบ VVER-440 และ V-230 รวมถึงรุ่นเก่ากว่านั้น ถูกบังคับโดยนักการเมืองของสหภาพยุโรปให้ปิดโรงไฟฟ้าเหล่านั้นอย่างถาวร ด้วยเหตุนี้โรงไฟฟ้านิวเคลียร์โบฮูนิซจึงต้องปิดเครื่องปฏิกรณ์สองเครื่อง และโรงไฟฟ้านิวเคลียร์โคซโลดูยต้องปิดเครื่องปฏิกรณ์สี่เครื่อง ในขณะที่กรณีของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ไกรฟ์สวัลด์หน่วยงานกำกับดูแลของเยอรมนีได้ตัดสินใจในลักษณะเดียวกันไปแล้วหลังจากกำแพงเบอร์ลิน ล่ม สลาย

เมื่อสร้างครั้งแรก การออกแบบ VVER มีจุดประสงค์เพื่อให้ใช้งานได้ 35 ปี หลังจากนั้นจึงคิดว่าจำเป็นต้องมีการยกเครื่องครั้งใหญ่ในช่วงกลางอายุการใช้งาน ซึ่งรวมถึงการเปลี่ยนชิ้นส่วนที่สำคัญทั้งหมด เช่น เชื้อเพลิงและช่องแท่งควบคุม^{[ 18 ]} เนื่องจาก เครื่องปฏิกรณ์ RBMKระบุโปรแกรมการเปลี่ยนครั้งใหญ่เมื่ออายุ 35 ปี นักออกแบบจึงตัดสินใจว่าจำเป็นต้องทำเช่นนี้ในเครื่องปฏิกรณ์ประเภท VVER ด้วยเช่นกัน แม้ว่าจะมีโครงสร้างที่แข็งแรงกว่าเครื่องปฏิกรณ์ประเภท RBMK ก็ตาม ปัจจุบันโรงไฟฟ้า VVER ส่วนใหญ่ของรัสเซียมีอายุใช้งานถึง 35 ปีแล้ว และเกินกว่านั้น การศึกษาการออกแบบล่าสุดอนุญาตให้ขยายอายุการใช้งานได้ถึง 50 ปี โดยมีการเปลี่ยนอุปกรณ์ เครื่องปฏิกรณ์ VVER ใหม่จะได้รับการติดป้ายชื่อที่มีอายุการใช้งานที่ขยายออกไป

ในปี 2010 โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ VVER-1000 ที่เก่าแก่ที่สุดที่โนโวโวโรเนซถูกปิดเพื่อทำการปรับปรุงให้ทันสมัยเพื่อยืดอายุการใช้งานออกไปอีก 20 ปี ซึ่งถือเป็นโรงไฟฟ้านิวเคลียร์แห่งแรกที่ได้รับการขยายอายุการใช้งานดังกล่าว งานนี้รวมถึงการปรับปรุงระบบการจัดการ การป้องกัน และระบบฉุกเฉินให้ทันสมัย ​​ตลอดจนการปรับปรุงระบบรักษาความปลอดภัยและความปลอดภัยจากรังสี^{[ 19 ]}

ในปี 2018 Rosatomประกาศว่าได้พัฒนา เทคนิค การอบชุบด้วยความร้อนสำหรับภาชนะรับแรงดันของเครื่องปฏิกรณ์ซึ่งช่วยบรรเทาความเสียหายจากรังสีและยืดอายุการใช้งานได้ระหว่าง 15 ถึง 30 ปี โดยได้มีการสาธิตเทคนิคนี้ในหน่วยที่ 1 ของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ Balakovo ^{[ 20 ]}

VVER-1200 (หรือ NPP-2006 หรือ AES-2006) ^{[ 7 ]}เป็นวิวัฒนาการของ VVER-1000 ที่เสนอสำหรับการใช้งานภายในประเทศและการส่งออก^{[ 21 ] [ 22 ]} การออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ได้รับการปรับปรุงเพื่อเพิ่มประสิทธิภาพการใช้เชื้อเพลิง ข้อมูลจำเพาะรวมถึงต้นทุนการก่อสร้างข้ามคืน ที่ 1,200 ดอลลาร์ต่อกิโลวัตต์ ซึ่งต้องการบุคลากรในการปฏิบัติงานน้อยกว่า VVER-1000 ประมาณ 35% VVER-1200 มีประสิทธิภาพเชิงความร้อน รวมและสุทธิ ที่ 37.5% และ 34.8% ตามลำดับ VVER 1200 จะผลิตพลังงานได้ 1,198 เมกะวัตต์

VVER-1200 มีอายุการใช้งานตามการออกแบบ 60 ปี โดยสามารถขยายได้อีก 20 ปี^{[ 23 ] [ 24 ]}

หน่วยแรกสองหน่วยถูกสร้างขึ้นที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์เลนินกราด IIและโรงไฟฟ้านิวเคลียร์โนโวโวโรเน ซ II มีการวางแผน สร้างเครื่องปฏิกรณ์เพิ่มเติมที่มี VVER-1200/491 ^{[ 25 ]}เช่นเดียวกับการออกแบบ Leningrad-II ( โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ Kaliningradและ Nizhny Novgorod ) และอยู่ระหว่างการก่อสร้าง ประเภท VVER-1200/392M ^{[ 26 ]} ที่ติดตั้งที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์โนโวโวโรเนซ II ยังได้รับการคัดเลือกสำหรับโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ Seversk, Zentral และ South-Urals มีการพัฒนารุ่นมาตรฐานเป็น VVER-1200/513 โดยอิงตามการออกแบบ VVER-TOI (VVER-1300/510)

ในเดือนกรกฎาคม พ.ศ. 2555 มีการตกลงที่จะสร้างเครื่องปฏิกรณ์ AES-2006 สองเครื่องที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ออส โตรเวตส์ ในเบลารุส โดยมีค่าใช้จ่ายรวมประมาณ 10 พันล้านดอลลาร์สหรัฐ^{[ 27 ]} มีการหารือเกี่ยวกับเครื่องปฏิกรณ์ AES-2006 สำหรับ โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ฮันฮิกิวิ ในฟินแลนด์ในปี พ.ศ. 2557 ^{[ 28 ]}สัญญาจัดหาโรงไฟฟ้าได้รับการลงนามในปี พ.ศ. 2556 แต่ถูกยกเลิกในปี พ.ศ. 2565 ส่วนใหญ่เนื่องจากการรุกรานยูเครนของรัสเซีย^{[ 29 ]}

ระหว่างปี 2015 ถึง 2017 อียิปต์และรัสเซียได้ตกลงกันในการก่อสร้างหน่วย VVER-1200 จำนวน 4 หน่วยที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์เอล ดาบา^{[ 30 ]}

เมื่อวันที่ 30 พฤศจิกายน 2017 ได้มีการเทคอนกรีตสำหรับฐานเกาะนิวเคลียร์ของหน่วย VVER-1200/523 หน่วยแรกจากทั้งหมดสองหน่วยที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์รูพปูร์ในบังกลาเทศโรงไฟฟ้าแห่งนี้จะมีกำลังการผลิต 2.4 กิกะวัตต์โดยทั้งสองหน่วยมีกำหนดจะเริ่มดำเนินการในปี 2023 และ 2024 ^{[ 31 ]}

เมื่อวันที่ 7 มีนาคม 2019 บริษัท China National Nuclear Corporationและ Atomstroyexport ได้ลงนามในสัญญารายละเอียดสำหรับการก่อสร้างเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ VVER-1200 จำนวน 4 เครื่อง โดยแต่ละเครื่องตั้งอยู่ที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ Tianwanและโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ Xudabaoการก่อสร้างจะเริ่มในเดือนพฤษภาคม 2021 และคาดว่าจะเริ่มดำเนินการเชิงพาณิชย์ของทุกหน่วยระหว่างปี 2026 ถึง 2028 ^{[ 32 ]}

ตั้งแต่ปี 2020 จะมีการทดลองใช้รอบการเติมเชื้อเพลิง 18 เดือน ซึ่งส่งผลให้ปัจจัยการใช้กำลังการผลิตดีขึ้นเมื่อเทียบกับรอบ 12 เดือนก่อนหน้านี้^{[ 33 ]} VVER-1200 ได้รับการออกแบบให้สามารถปรับกำลังไฟฟ้าระหว่าง 100% และ 40% เพื่อติดตามโหลดรายวัน ซึ่งได้ทำการทดสอบในปี 2024 ^{[ 34 ]}

ส่วนนิวเคลียร์ของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์แห่งนี้ตั้งอยู่ในอาคารเดียวซึ่งทำหน้าที่เป็นทั้งที่กักเก็บและเกราะป้องกันขีปนาวุธ นอกจากเครื่องปฏิกรณ์และเครื่องกำเนิดไอน้ำแล้ว อาคารนี้ยังรวมถึงเครื่องเติมเชื้อเพลิงที่ได้รับการปรับปรุง และระบบควบคุมเครื่องปฏิกรณ์ด้วยคอมพิวเตอร์ ระบบฉุกเฉินต่างๆ ก็ได้รับการปกป้องอยู่ในอาคารเดียวกันนี้เช่นกัน ได้แก่ ระบบระบายความร้อนแกนกลางฉุกเฉิน ระบบจ่ายไฟดีเซลสำรองฉุกเฉิน และระบบจ่ายน้ำป้อนเครื่องปฏิกรณ์สำรอง

ระบบระบายความร้อนแบบพาสซีฟได้ถูกเพิ่มเข้าไปในระบบแอคทีฟที่มีอยู่แล้วใน VVER-1000 รุ่น AES-92 ที่ใช้สำหรับโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ Kudankulamในอินเดีย ระบบนี้ยังคงใช้ใน VVER-1200 รุ่นใหม่กว่าและแบบในอนาคต ระบบนี้ใช้ระบบระบายความร้อนและถังเก็บน้ำที่สร้างไว้บนยอดโดมกักเก็บ^{[ 35 ]} ระบบพาสซีฟจะจัดการฟังก์ชันความปลอดภัยทั้งหมดเป็นเวลา 24 ชั่วโมง และความปลอดภัยของแกนกลางเป็นเวลา 72 ชั่วโมง^{[ 7 ]}

ระบบความปลอดภัยใหม่อื่นๆ ได้แก่ ระบบป้องกันการชนของเครื่องบินเครื่องรวมไฮโดรเจนและเครื่องดักจับแกนปฏิกรณ์เพื่อกักเก็บแกนปฏิกรณ์หลอมเหลวในกรณีที่เกิดอุบัติเหตุร้ายแรง^{[ 22 ] [ 27 ] [ 36 ]}เครื่องดักจับแกนปฏิกรณ์จะถูกนำไปใช้ในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์รูพปูร์และโรงไฟฟ้านิวเคลียร์เอล ดาบา^{[ 37 ] [ 38 ]}

โรงไฟฟ้านิวเคลียร์อักกูยูใช้มาตรฐาน AES-2006 โดยมีการปรับปรุงเงื่อนไขด้านแผ่นดินไหวและกฎระเบียบจาก VVER-TOI เพื่อให้สอดคล้องกับสภาพทางภูมิศาสตร์ของตุรกีและมาตรการ หลังเหตุการณ์ ฟุกุชิมะ^{[ 39 ] [ 40 ]}

VVER-TOI ( ภาษารัสเซีย : ВВЭР-ТОИ ; ภาษารัสเซีย : типовой оптимизированный и информатизированный , โรมาไนซ์ :  tipovoy optimizirovannyy i informatizirovannyy , แปล ตรงตัวว่า ' มาตรฐาน ปรับให้เหมาะสมและใช้คอมพิวเตอร์' , ดิจิทัล ปรับให้เหมาะสมแบบสากล) ได้รับการพัฒนามาจาก VVER-1200 โดยมีเป้าหมายเพื่อพัฒนาโครงการข้อมูลขั้นสูงที่ปรับให้เหมาะสมตามแบบฉบับของหน่วยกำลังไฟฟ้า III+ รุ่นใหม่ที่ใช้เทคโนโลยี VVER ซึ่งตรงตามพารามิเตอร์ที่มุ่งเน้นเป้าหมายหลายประการโดยใช้เทคโนโลยีสารสนเทศและการจัดการที่ทันสมัย^{​​[ 41 ]}

การปรับปรุงหลักจาก VVER-1200 คือ: ^{[ 4 ]}

• กำลังไฟฟ้าเพิ่มขึ้นเป็น 1300 เมกะวัตต์ (รวม)
• ถังแรงดันที่ได้รับการปรับปรุง
• ปรับปรุงการออกแบบแกนระบายความร้อนเพื่อเพิ่มประสิทธิภาพ
• การพัฒนาเพิ่มเติมของระบบความปลอดภัยเชิงรับ
• ลดต้นทุนการก่อสร้างและค่าใช้จ่ายในการดำเนินงานด้วยระยะเวลาก่อสร้าง 40 เดือน
• การใช้กังหันความเร็วต่ำ
• อายุการใช้งานสูงสุด 100 ปี (อายุการใช้งานตามการออกแบบ 60 ปี พร้อมการขยายเวลาอีก 40 ปี) ^{[ 42 ] [ 43 ]}

ในเดือนมิถุนายน พ.ศ. 2562 VVER-TOI ได้รับการรับรองว่าสอดคล้องกับข้อกำหนดด้านสาธารณูปโภคของยุโรป (โดยมีข้อสงวนบางประการ) สำหรับโรงไฟฟ้านิวเคลียร์^{[ 4 ]}

การก่อสร้างหน่วย VVER-TOI สองหน่วยแรกเริ่มขึ้นในปี 2018 และ 2019 ที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ Kursk II [ ^{44 ] [ 4 ] VVER} -TOI หน่วยแรกเชื่อมต่อกับโครงข่ายไฟฟ้าในเดือนธันวาคม 2025 ^{[ 45 ] [ 44 ] [ 46 ]} Kursk II-1 เริ่มดำเนินการเชิงพาณิชย์ในวันที่ 1 พฤษภาคม 2026 ^{[ 47 ]}

VVER-S-600 ที่มีกำลังปานกลางเป็นเทคโนโลยี VVER ที่อยู่ระหว่างการพัฒนาซึ่งมีเป้าหมายเพื่ออำนวยความสะดวกในการปิดวงจรเชื้อเพลิงโดยใช้เชื้อเพลิง MOX เต็มพิกัด^{[ 48 ]} Rosatom อ้างว่าสิ่งนี้สามารถลดการบริโภคยูเรเนียมธรรมชาติลงได้ 50% ^{[ 48 ]}ตัวอักษร 'S' ในชื่อแสดงถึงการควบคุมการเลื่อนสเปกตรัม^{[ 49 ]}

ตรงกันข้ามกับเทคโนโลยี VVER แบบดั้งเดิมซึ่งใช้ระบบโบรอนสำหรับการควบคุมปฏิกิริยาเริ่มต้นสำหรับการเผาไหม้และการดูดซับ เครื่องปฏิกรณ์ VVER-S ควบคุมโดยการปรับอัตราส่วนตัวหน่วงต่อเชื้อเพลิงในระหว่างการทำงานโดยไม่ต้องพึ่งพาโบรอน^{[ 49 ]}ซึ่งทำได้โดยการนำแท่งตัวแทนที่น้ำที่พบในช่องประกอบเชื้อเพลิงที่กำหนดไว้ภายในแกนกลางออก^{[ 50 ]}ตัวแทนที่เหล่านี้จะถูกนำเข้าไปในแกนกลางเมื่อเริ่มต้นวงจรเชื้อเพลิงเพื่อลดอัตราส่วนตัวหน่วงต่อเชื้อเพลิง ซึ่งจะทำให้สเปกตรัมของนิวตรอนแข็งขึ้น ซึ่งจะช่วยเพิ่มการจับนิวตรอนในU-238และนำไปสู่การผลิตPu-239 [ ^{50 ] อย่างไรก็ตาม}แท่งตัวแทนที่เหล่านี้จะถูกนำออกเมื่อสิ้นสุดวงจร ซึ่งจะทำให้สเปกตรัมของนิวตรอนอ่อนลง ส่งผลให้ปฏิกิริยาเพิ่มขึ้น^{[ 50 ]}

VVER-S-600 มีอายุการใช้งานตามการออกแบบ 80 ปี^{[ 48 ]}อัตราส่วนการผลิตพลังงานโดยประมาณของ VVER-S-600 อยู่ที่ 0.7 ถึง 0.8 เมื่อเทียบกับ 0.35 ถึง 0.4 ของ VVER แบบดั้งเดิม^{[ 50 ]}คาดว่าจะมีรอบการทำงานอย่างน้อย 24 เดือนเมื่อใช้เชื้อเพลิง MOX ^{[ 51 ]}

• พลังงานนิวเคลียร์ในรัสเซีย
• โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ลอยน้ำของรัสเซีย
• วีเบอร์-300

• VVER วันนี้ , Rosatom , 2013
• โรงไฟฟ้านิวเคลียร์แบบ WWER เก็บถาวรเมื่อ 2016-04-17 ที่Wayback Machine , OKB Gidropress
• "เครื่องปฏิกรณ์ VVER-1200" (PDF )- ดูได้จากไฟล์ PDF อย่างเป็นทางการของ AEM (ภาษาอังกฤษ)
  • VVER 1200 Construction - บนช่อง YouTube อย่างเป็นทางการของ AEM (ภาษาอังกฤษ)