VVER (original) (raw)
VVER – vodo-vodní energetický reaktor (rusky водо-водяной энергетический реактор), někdy značený WWER (anglicky Water-Water Energetic Reactor) je typ tlakovodního reaktoru užívaného v jaderných elektrárnách v zemích bývalého východního bloku, zatímco v západní Evropě a USA se pro tento typ reaktoru používá zkratka PWR (Pressurized Water Reactor). Koncepce VVER jsou i reaktory českých jaderných elektráren Dukovany a Temelín.
| Property | Value |
|---|---|
| dbo:abstract | VVER – vodo-vodní energetický reaktor (rusky водо-водяной энергетический реактор), někdy značený WWER (anglicky Water-Water Energetic Reactor) je typ tlakovodního reaktoru užívaného v jaderných elektrárnách v zemích bývalého východního bloku, zatímco v západní Evropě a USA se pro tento typ reaktoru používá zkratka PWR (Pressurized Water Reactor). Koncepce VVER jsou i reaktory českých jaderných elektráren Dukovany a Temelín. (cs) مفاعل القدرة المائي-المائي (ڤي ڤي إي آر، VVER) (بالروسية: Водо-водяной энергетический реактор)؛ هو سلسة من تصاميم عدة لمفاعلات من نوع مفاعلات الماء المضغوط. تم تطويره من قبل الاتحاد السوڤييتي، والآن روسيا بواسطة OKB Gidropress. تتراوح القدرة الكهربائية المُوَلَدَة مابين 300 ميغاواط.ك و 1700 ميغاواط.ك. شيدت محطات القدرة من نوع VVER في كل من: أرمينيا، بلغاريا، الصين، التشيك، فنلندا، هنغاريا، الهند، إيران، سلوفاكيا، أوكرانيا، وروسيا الإتحادية. (ar) Unter der Bezeichnung WWER (Wasser-Wasser-Energie-Reaktor, russisch Водо-водяной энергетический реактор, wiss. Transliteration Vodo-vodjanoj ėnergetičeskij reaktor, transkr. Wodo-wodjanoi energetitscheski reaktor, ВВЭР) werden bestimmte Typen von Druckwasserreaktoren sowjetischer beziehungsweise russischer Bauart zusammengefasst. Die Bezeichnung Wasser-Wasser steht für wassermoderiert und wassergekühlt. Das Bauelement, das üblicherweise Brennelement genannt wird, heißt im Fall von WWER-Reaktoren Brennstoffkassette oder kurz Kassette (russisch кассета). (de) Las siglas VVER o WWER hacen referencia a un reactor nuclear de agua presurizada (PWR por sus siglas en inglés) desarrollados en la antigua Unión Soviética y la actual Rusia. VVER es la transcripción del acrónimo ruso ВВЭР (Водо-водяной энергетический реактор, Reactor Energético de Agua-Agua). Dicho nombre se deriva del hecho de que el agua funciona tanto como refrigerante como moderador de neutrones. Los VVER han sido diseñados por el Instituto Kurchátov y el mientras que la construcción corre a cargo de y . De su exportación se encarga . Los VVER tienen un coeficiente de vacío negativo que convierte al reactor en intrínsecamente seguro: en el caso de perder refrigerante el efecto moderador también disminuye, lo cual produce una disminución de potencia que compensa la pérdida de refrigerante. El combustible, óxido de uranio (U2O), está ligeramente enriquecido (alrededor del 2,4 - 4,4% de U-235), compactado en pastillas y ensamblado en las barras de combustible. Estas barras de combustible se sumergen totalmente en agua la cual se mantiene bajo elevada presión de modo que no pueda hervir. Todo el reactor está ensamblado en una armazón a presión de acero macizo. Existen VVER en funcionamiento o construcción en Armenia, Bulgaria, China, Eslovaquia, Finlandia, Hungría, India, Irán, la República Checa, Rusia y Ucrania. Las armadas soviética y rusa adaptaron reactores PWR para sus submarinos y barcos de superficie, si bien no reciben de nombre "VVER". (es) Le réacteur de puissance à caloporteur et modérateur eau, abrégé VVER (traduit du russe : Водо-Водяной Энергетический Реактор, Vodo-Vodianoï Energuetitcheski Reaktor), ou bien WWER (traduit de l'anglais : Water Water Energy Reactor), est un réacteur à eau pressurisée soviétique, puis russe. Il a supplanté la filière des RBMK après l'accident de Tchernobyl. (fr) 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. (in) The water-water energetic reactor (WWER), or VVER (from Russian: водо-водяной энергетический реактор; transliterates as vodo-vodyanoi enyergeticheskiy reaktor; water-water power reactor) is a series of pressurized water reactor designs originally developed in the Soviet Union, and now Russia, by OKB Gidropress. The idea of such a reactor was proposed at the Kurchatov Institute by Savely Moiseevich Feinberg. VVER were originally developed before the 1970s, and have been continually updated. As a result, the name VVER is associated with a wide variety of reactor designs spanning from generation I reactors to modern generation III+ reactor designs. Power output ranges from 70 to 1300 MWe, with designs of up to 1700 MWe in development. The first prototype VVER-210 was built at the Novovoronezh Nuclear Power Plant. VVER power stations have mostly been installed in Russia and the former Soviet Union, but also in China, the Czech Republic, Finland, Germany, Hungary, Slovakia, Bulgaria, India, Iran and Ukraine. Countries that are planning to introduce VVER reactors include Bangladesh, Egypt, Jordan, and Turkey. (en) Il Reattore nucleare VVER (in russo: Водо-водяной энергетический реактор?, traslitterato: Vodo-Vodjanoj Ėnergetičeskij Reaktor; Reattore Energetico Acqua-Acqua) è una serie di reattori nucleari ad acqua pressurizzata progettati e costruiti dall'Unione Sovietica. Le differenze macroscopiche ed esteriori rispetto ai reattori occidentali sono la presenza di un gran numero di generatori di vapore, in genere da 6 a 8, contro i 4 o meno dei modelli occidentali, e che questi sono posizionati in orizzontale e non verticale. Altre differenze poi sono date dalla struttura degli elementi di combustibile, che sono di forma esagonale al posto di quella quadrata utilizzata di solito in occidente, e le pastiglie di combustibile nucleare sono forate al centro per ridurre la probabilità di fusione in transitori incidentali. (it) VVER 혹은 러시아형 가압수형 원자로는 러시아에서 개발한 원자로로, 러시아 어 Водо-водяной энергетический реактор, Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor 혹은 Water-Water Energetic Reactor의 첫글자를 따서 VVER, WWER이라고 부르며, 아르메니아, 불가리아, 중국, 체코, 핀란드, 동독, 헝가리, 인도, 이란, 슬로바키아, 우크라이나, 러시아 연방 등지에서 사용되고 있다. 초기의 VVER은 1970년대 전반에 건설되었다. VVER-440 모델 V-230은 440와트급으로, 원자로 격납용기와 충분한 비상 노심 냉각 장치가 존재하지 않았다. 그 후 나온 V-213모델은 원자력 안전기준을 채용한 소련에서 개발한 최초의 원자로였다. V-213원자로는 보조 급수펌프와 더불어 비상 노심 냉각장치를 설치하여, 사고 국소화 체계가 향상되었다. 또한 1000MV급의 VVER-1000은 1975년 이후에 개발되었는데, 이 원자로는 서구의 원자로와 비슷하게 4개의 급수회로와 더불어 살수를 통한 비상 노심 냉각 장치가 달린 원자로 격납용기를 갖춘 최초의 원자로이다. VVER 원자로의 디자인은 자동제어의 추가와 피동적 안정성, 격납용기 체제를 갖춰서 서구의 3세대 원자로와 비슷한 수준의 안전수준을 갖춘 원자로로 본다. 또한 가압수형 원자로란 특징때문에 VVER 시리즈의 크기를 줄여서 소련 해군과 러시아 해군에서 이 원자로를 군함과 원자력 잠수함의 동력원으로 사용하기도 하였다. VVER은 가압수형 원자로로써, 연료봉은 15 MPa의 압력을 받고 있는 물안에 잠겨있어서 220도에서 300도사이의 온도를 끌어낸다. 원자로는 무거운 압력용기에 감싸져 있다. 연료는 저농축(2.4–4.4% 235U) 우라늄 산화물(UO2)으로 펠릿으로 만들어져 연료봉에 장전하게 된다. (ko) Een VVER-reactor of WWER, (Russisch: Водо-водяной энергетический реактор: Vodo-Vodjanoi Energetitsjeski Reactor: Water-Water Energie Reactor) is een reeks drukwaterreactoren van de Sovjet-Unie en nadien Rusland van . In de reeks zitten types van 440 megawatt elektrisch tot 1500 MWe. Ze zijn in gebruik in Armenië, Bulgarije, China, Tsjechië, Finland, Hongarije, India, Iran, Slowakije, Oekraïne en Rusland. De eerste VVER werd gebouwd voor 1970. De VVER-440 model V230 was het meest courant. Dat model leverde 440 MWe en had zes primaire koelkringen met horizontale stoomgeneratoren. Model V213 had bijkomende veiligheidsmaatregelen voor kernkoeling, bijkomende en meer sensoren om defecten te lokaliseren. De grotere VVER-1000 van 1000 MWe werd ontwikkeld na 1975 en had vier koelkringen met noodkoeling en beantwoordt aan de derdegeneratiekernreactoren. De VVER-1200 van 1200 MWe is nog groter en heeft bijkomende maatregelen voor passieve veiligheid. Hij kost 1,44 miljard dollar, duurt 54 maanden om te bouwen en heeft een levensduur van 50 jaar. De VVER-1500 van 1500 MWe bevindt zich in ontwikkeling. (nl) ロシア型加圧水型原子炉（ロシア語: Водо-водяной энергетический реактор, ラテン文字転写: Voda Voda Energo Reactor, VVER, 英翻字: vodo-vodyanoi enyergeticheskiy reaktor, 英: water-water energetic reactor (WWER), 日本語: (軽)水(冷却,軽)水(減速)発電炉）は元々はソ連で、現在はロシアのギドロプレス設計局によって開発されている商業発電用加圧水型原子炉の設計のシリーズである。このような原子炉のアイデアは、クルチャトフ研究所でサヴェリー・モイセヴィッチ・ファインバーグによって提案された。VVERはもともと1970年代より前に開発され、継続的に更新されてきた。その結果、VVERという名前は、第1世代原子炉から最新の第3世代+原子炉設計まで、さまざまな原子炉設計に関連付けられている。出力範囲は70～1300MWe(en)で、最大1700 MWeの設計が開発中である。最初のプロトタイプ VVER-210 は、ノヴォヴォロネジ原子力発電所で製造された。VVER発電所は主にロシアと旧ソ連に設置されているが、中国、チェコ共和国、フィンランド、ドイツ、ハンガリー、スロバキア、ブルガリア、インド、イラン、ウクライナにも設置されている。VVER原子炉の導入を計画している国には、バングラデシュ、エジプト、ヨルダン、トルコが含まれる。 (ja) VVER (Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor) (ryska: Водо-водяной энергетический реактор) är en typ av kärnkraftreaktor som är utvecklad av Sovjetunionen. Det är en typ av tryckvattenreaktor som byggdes utan (primär) reaktorinneslutning. Den används av Armenien, Bulgarien, Finland, Indien, Iran, Kina, Slovakien, Tjeckien, Ukraina, före detta Östtyskland och Ryssland. (sv) ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) — водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, представитель одной из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получивших широкое распространение в мире. Общее название реакторов этого типа в других странах — PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году (АЭС Шиппингпорт). ВВЭР был разработан в СССР одновременно с реактором РБМК и обязан своим происхождением одной из рассматривающихся в то время реакторных установок для атомных подводных лодок. Идея реактора была предложена в Курчатовском институте С. М. Фейнбергом. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И. В. Курчатов и А. П. Александров. Первый советский ВВЭР (ВВЭР-210) был введён в эксплуатацию в 1964 году на первом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР-70 стала введённая в работу в 1966 году АЭС Райнсберг (ГДР). Создатели реакторов ВВЭР: * научный руководитель: Курчатовский институт (г. Москва) * разработчик: ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск) * изготовитель: Ижорские заводы (г. Санкт-Петербург), Атоммаш (г. Волгодонск, с начала 90-х до 2012 года производство реакторов было остановлено) и компания ŠKODA JS (Чехия, до начала 90-х) (ru) VVER ou WWER (de em russo: Водо-водяной энергетический реактор; transliterado como Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reaktor; Água-água Energético reator) é um tipo de reator nuclear que começou a ser produzido na extinta União Soviética. VVER é um reator nuclear moderado a água, sendo também em termos de princípio de funcionamento, basicamente uma cópia do reator PWR usado no Brasil pelas usinas Angra I e Angra II. Ele usa urânio enriquecido como combustível e água leve como moderador e refrigerante. Sua vantagem sobre os PWR é seu baixo custo de instalação. Sua desvantagem é o menor número de itens de segurança, em relação ao PWR. Por exemplo, os reatores de Angra I e Angra II são projetados para resistirem a um choque de avião-suicida e ainda assim, não vazarem radiação. Num VVER, tal choque vazaria radiação para o ambiente em escala mortal para os vizinhos deste reator. Em Cuba havia dois destes reatores em construção entre as décadas de 1980 e 1990 (Central Nuclear Juragua), mas nunca foram concluídos. Há mais de vinte reatores tipo VVER, em funcionamento na Rússia, China, Hungria e alguns outros países. Ao contrário do reator RBMK , este reator segue em instalação e tem razoáveis condições de segurança. Ainda assim, tais itens de segurança são inferiores aos usados nos reatores PWR. Já houve acidentes nucleares com este tipo de reator na Hungria. Na Alemanha, quando houve sua reunificação, este tipo de reator lá existente em funcionamento foi totalmente fechado, por problemas de segurança. (pt) 水-水高能反应堆（俄語：Водо-водяной энергетический реактор，缩写俄語：ВВЭР，羅馬化：VVER，英語：Water-water energetic reactor，簡寫：WWER），為俄羅斯國家原子能公司旗下所研發的壓水反應爐。VVER最初是在1970年代之前開發的，並且一直在不斷更新。 因此，名稱VVER與從第一代反應堆到現代第三代以上反應堆設計的各種反應堆設計相關。功率輸出範圍從70到1300 MWe，正在開發的設計高達1700 MWe。 第一台VVER-210原型機是在新沃羅涅日核电站建造的。 VVER電站主要安裝在俄羅斯和前蘇聯，但也安裝在中國、芬蘭、德國、匈牙利、捷克共和国、斯洛伐克、保加利亞、印度和伊朗。 計劃引進VVER反應堆的國家包括孟加拉國、埃及、約旦和土耳其。 (zh) ВВЕР (абр. від водно-водяний енергетичний реактор) — серія водяних реакторів під тиском, розроблених у Радянському Союзі, в ДКБ Гідропрес. Ідею такого реактора запропонував у Курчатовському інституті Савелій Мойсейович Фейнберг. ВВЕР були розроблені до 1970-х років і згодом постійно оновлювалися. В результаті назва ВВЕР асоціюється з великою різноманітністю конструкцій реакторів, починаючи від реакторів першого покоління і закінчуючи сучасними конструкціями покоління III+. Вихідна потужність коливається від 70 до 1300 МВт, розробляються проекти до 1700 МВт. Перший дослідний зразок ВВЕР-210 був побудований на Нововоронезькій атомній електростанції. Електростанції ВВЕР здебільшого встановлені в Росії, а також у Китаї, Чехії, Фінляндії, Німеччині, Угорщині, Словаччині, Болгарії, Індії, Ірані та Україні. Серед країн, які планують уводити реактори ВВЕР, є Бангладеш, Єгипет, Йорданія та Туреччина. (uk) |
| dbo:thumbnail | wiki-commons:Special:FilePath/BalakovoNPP1.jpg?width=300 |
| dbo:wikiPageExternalLink | http://www.aem-group.ru/static/images/infografix/2019/1200-2019-05/AEM_reaktor_ENG.pdf http://www.gidropress.podolsk.ru/en/projects/wwer.php http://www.rosatom.ru/upload/iblock/0be/0be1220af25741375138ecd1afb18743.pdf https://www.youtube.com/watch%3Fv=91yVhrSZ5jQ |
| dbo:wikiPageID | 3277797 (xsd:integer) |
| dbo:wikiPageLength | 52345 (xsd:nonNegativeInteger) |
| dbo:wikiPageRevisionID | 1122337550 (xsd:integer) |
| dbo:wikiPageWikiLink | dbr:Pressurised_water_reactor dbr:Rooppur_Nuclear_Power_Plant dbr:Rosatom dbr:Rostov_Nuclear_Power_Plant dbr:Saturated_steam dbr:Savely_Moiseevich_Feinberg dbr:Electrical_efficiency dbr:Neutron_moderator dbr:Passive_nuclear_safety dbr:Nuclear_safety dbr:Belarus dbr:Belarusian_nuclear_power_plant dbr:Belene_Nuclear_Power_Plant dbr:Berlin_wall dbr:Bohunice_Nuclear_Power_Plant dbc:Nuclear_technology_in_the_Soviet_Union dbr:Hlohovec dbr:Jordan_Atomic_Energy_Commission dbr:Rheinsberg_Nuclear_Power_Plant dbr:Rivne_Nuclear_Power_Plant dbr:Uranium_dioxide dbr:VVER-TOI dbr:Velvet_revolution dbc:Nuclear_power_in_the_Soviet_Union dbr:Kurchatov_Institute dbr:Nuclear_power_in_Russia dbr:Light-water_reactor dbr:OKB_Gidropress dbr:Corium_(nuclear_reactor) dbr:Megawatt dbr:Russia dbr:Russian_floating_nuclear_power_station dbr:Generation_III_reactor dbr:Generation_II_reactor dbr:Overnight_cost dbr:El_Dabaa dbr:El_Dabaa_Nuclear_Power_Plant dbr:Containment_building dbr:Control_rod dbr:Coolant dbr:Core_catcher dbc:Soviet_inventions dbr:Leopoldov dbr:Loviisa_Nuclear_Power_Plant dbr:MWe dbr:Slovakia dbr:Stendal_Nuclear_Power_Plant dbr:Zaporizhzhia_Nuclear_Power_Plant dbr:Emergency_Core_Cooling_System dbr:Fukushima_Daiichi_nuclear_disaster dbr:Passive_autocatalytic_recombiner dbr:Pressurized_water_reactor dbr:Supercritical_water_reactor dbr:Balakovo_Nuclear_Power_Plant dbr:Bangladesh dbc:Pressurized_water_reactors dbr:Brno dbr:Bushehr_Nuclear_Power_Plant dbr:Tianwan_Nuclear_Power_Plant dbr:Trnava dbr:Týn_nad_Vltavou dbr:Akkuyu_Nuclear_Power_Plant dbr:Czech_Republic dbr:Dukovany_Nuclear_Power_Station dbr:European_Union dbr:Nizhny_Novgorod dbr:Novovoronezh_Nuclear_Power_Plant dbr:Novovoronezh_Nuclear_Power_Plant_II dbr:Paks_Nuclear_Power_Plant dbr:Pascal_(unit) dbr:Graphite dbr:Leningrad_Nuclear_Power_Plant_II dbr:Prototype dbr:Reactor_pressure_vessel dbr:Greifswald_Nuclear_Power_Plant dbr:Hanhikivi_Nuclear_Power_Plant dbr:Temelín_Nuclear_Power_Station dbr:Atomenergomash dbc:Nuclear_power_reactor_types dbr:Chernobyl_disaster dbr:China_National_Nuclear_Corporation dbr:Kalinin_Nuclear_Power_Plant dbr:Kaliningrad_Nuclear_Power_Plant dbr:Khmelnytskyi_Nuclear_Power_Plant dbr:Hermetic_seal dbr:VVER-1200 dbr:Auxiliary_feedwater dbr:Burnup dbr:South_Ukraine_Nuclear_Power_Plant dbr:Soviet_Union dbr:Kola_Nuclear_Power_Plant dbr:Kozloduy_Nuclear_Power_Plant dbr:Kudankulam_Nuclear_Power_Plant dbr:Kursk_Nuclear_Power_Plant dbr:Neutron dbr:Redundancy_(engineering) dbr:Chain_reaction dbr:Xudabao_Nuclear_Power_Plant dbr:Scram dbr:Void_coefficient dbr:Waste_heat dbr:Metsamor_Nuclear_Power_Plant dbr:RBMK dbr:VBER-300 dbr:Steam_generator_(nuclear_power) dbr:Generation_III+_reactor dbr:Steam_separator dbr:GWe dbr:Low_enriched_uranium dbr:Passively_safe dbr:Generation_I_reactor dbr:Loss_of_coolant dbr:Mochovce_Nuclear_Power_Plants dbr:ŠKODA_JS dbr:Thermal_annealing dbr:File:Loviisan_voimalaitos_ilmasta.png dbr:File:VVER-1000-Stereometric.svg dbr:File:Сравнение_активных_зон_реакторов.svg dbr:File:Wwer-1000-scheme.png dbr:File:RIAN_archive_450312_Treatment_of_interior_part_of_reactor_frame.jpg dbr:File:Mochovce_2005-01-19_1.jpg dbr:File:Kozloduy_Nuclear_Power_Plant_-_Control_Room_of_Unit_5.jpg |
| dbp:caption | View of the Balakovo Nuclear Power Plant site, with four operational VVER-1000 reactors. (en) |
| dbp:concept | dbr:Pressurized_water_reactor |
| dbp:control | Control rods (en) |
| dbp:coolant | Liquid (en) |
| dbp:electric | VVER-1000: 1,000 MWel (en) VVER-1200: 1,200 MWel (en) VVER-210: 210 MWel (en) VVER-365: 365 MWel (en) VVER-440: 440 MWel (en) VVER-TOI: 1,300 MWel (en) |
| dbp:fuelState | Solid (en) |
| dbp:fuelType | LEU (en) |
| dbp:generation | dbr:Generation_III_reactor dbr:Generation_II_reactor dbr:Generation_III+_reactor dbr:Generation_I_reactor |
| dbp:imageSize | 300 (xsd:integer) |
| dbp:moderator | Water (en) |
| dbp:name | VVER reactor class (en) |
| dbp:reactorLine | VVER (en) |
| dbp:spectrum | Thermal (en) |
| dbp:thermal | VVER-1000: 3,000 MWth (en) VVER-1200: 3,212 MWth (en) VVER-210: 760 MWth (en) VVER-365: 1,325 MWth (en) VVER-440: 1,375 MWth (en) VVER-TOI: 3,300 MWth (en) |
| dbp:type | dbr:VVER-TOI VVER-1000 (en) VVER-440 (en) VVER-1200 (en) VVER-210 (en) VVER-365 (en) |
| dbp:typeLabel | Reactor types (en) |
| dbp:use | Generation of electricity (en) |
| dbp:wikiPageUsesTemplate | dbt:Hidden_Nuclear_Power_Plants_in_Russia dbt:Citation_needed dbt:Cite_web dbt:In_lang dbt:Reflist dbt:Short_description dbt:Transl dbt:When dbt:Nuclear_fission_reactors dbt:Infobox_nuclear_reactor |
| dcterms:subject | dbc:Nuclear_technology_in_the_Soviet_Union dbc:Nuclear_power_in_the_Soviet_Union dbc:Soviet_inventions dbc:Pressurized_water_reactors dbc:Nuclear_power_reactor_types |
| gold:hypernym | dbr:Series |
| rdf:type | yago:WikicatNuclearReactors yago:Apparatus102727825 yago:Artifact100021939 yago:Equipment103294048 yago:Instrumentality103575240 yago:NuclearReactor103834040 yago:Object100002684 yago:PhysicalEntity100001930 yago:PressurizedWaterReactor104001661 dbo:TelevisionShow yago:Water-cooledReactor104559023 yago:Whole100003553 yago:WikicatPressurizedWaterReactors |
| rdfs:comment | VVER – vodo-vodní energetický reaktor (rusky водо-водяной энергетический реактор), někdy značený WWER (anglicky Water-Water Energetic Reactor) je typ tlakovodního reaktoru užívaného v jaderných elektrárnách v zemích bývalého východního bloku, zatímco v západní Evropě a USA se pro tento typ reaktoru používá zkratka PWR (Pressurized Water Reactor). Koncepce VVER jsou i reaktory českých jaderných elektráren Dukovany a Temelín. (cs) مفاعل القدرة المائي-المائي (ڤي ڤي إي آر، VVER) (بالروسية: Водо-водяной энергетический реактор)؛ هو سلسة من تصاميم عدة لمفاعلات من نوع مفاعلات الماء المضغوط. تم تطويره من قبل الاتحاد السوڤييتي، والآن روسيا بواسطة OKB Gidropress. تتراوح القدرة الكهربائية المُوَلَدَة مابين 300 ميغاواط.ك و 1700 ميغاواط.ك. شيدت محطات القدرة من نوع VVER في كل من: أرمينيا، بلغاريا، الصين، التشيك، فنلندا، هنغاريا، الهند، إيران، سلوفاكيا، أوكرانيا، وروسيا الإتحادية. (ar) Unter der Bezeichnung WWER (Wasser-Wasser-Energie-Reaktor, russisch Водо-водяной энергетический реактор, wiss. Transliteration Vodo-vodjanoj ėnergetičeskij reaktor, transkr. Wodo-wodjanoi energetitscheski reaktor, ВВЭР) werden bestimmte Typen von Druckwasserreaktoren sowjetischer beziehungsweise russischer Bauart zusammengefasst. Die Bezeichnung Wasser-Wasser steht für wassermoderiert und wassergekühlt. Das Bauelement, das üblicherweise Brennelement genannt wird, heißt im Fall von WWER-Reaktoren Brennstoffkassette oder kurz Kassette (russisch кассета). (de) Le réacteur de puissance à caloporteur et modérateur eau, abrégé VVER (traduit du russe : Водо-Водяной Энергетический Реактор, Vodo-Vodianoï Energuetitcheski Reaktor), ou bien WWER (traduit de l'anglais : Water Water Energy Reactor), est un réacteur à eau pressurisée soviétique, puis russe. Il a supplanté la filière des RBMK après l'accident de Tchernobyl. (fr) 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. (in) ロシア型加圧水型原子炉（ロシア語: Водо-водяной энергетический реактор, ラテン文字転写: Voda Voda Energo Reactor, VVER, 英翻字: vodo-vodyanoi enyergeticheskiy reaktor, 英: water-water energetic reactor (WWER), 日本語: (軽)水(冷却,軽)水(減速)発電炉）は元々はソ連で、現在はロシアのギドロプレス設計局によって開発されている商業発電用加圧水型原子炉の設計のシリーズである。このような原子炉のアイデアは、クルチャトフ研究所でサヴェリー・モイセヴィッチ・ファインバーグによって提案された。VVERはもともと1970年代より前に開発され、継続的に更新されてきた。その結果、VVERという名前は、第1世代原子炉から最新の第3世代+原子炉設計まで、さまざまな原子炉設計に関連付けられている。出力範囲は70～1300MWe(en)で、最大1700 MWeの設計が開発中である。最初のプロトタイプ VVER-210 は、ノヴォヴォロネジ原子力発電所で製造された。VVER発電所は主にロシアと旧ソ連に設置されているが、中国、チェコ共和国、フィンランド、ドイツ、ハンガリー、スロバキア、ブルガリア、インド、イラン、ウクライナにも設置されている。VVER原子炉の導入を計画している国には、バングラデシュ、エジプト、ヨルダン、トルコが含まれる。 (ja) VVER (Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor) (ryska: Водо-водяной энергетический реактор) är en typ av kärnkraftreaktor som är utvecklad av Sovjetunionen. Det är en typ av tryckvattenreaktor som byggdes utan (primär) reaktorinneslutning. Den används av Armenien, Bulgarien, Finland, Indien, Iran, Kina, Slovakien, Tjeckien, Ukraina, före detta Östtyskland och Ryssland. (sv) 水-水高能反应堆（俄語：Водо-водяной энергетический реактор，缩写俄語：ВВЭР，羅馬化：VVER，英語：Water-water energetic reactor，簡寫：WWER），為俄羅斯國家原子能公司旗下所研發的壓水反應爐。VVER最初是在1970年代之前開發的，並且一直在不斷更新。 因此，名稱VVER與從第一代反應堆到現代第三代以上反應堆設計的各種反應堆設計相關。功率輸出範圍從70到1300 MWe，正在開發的設計高達1700 MWe。 第一台VVER-210原型機是在新沃羅涅日核电站建造的。 VVER電站主要安裝在俄羅斯和前蘇聯，但也安裝在中國、芬蘭、德國、匈牙利、捷克共和国、斯洛伐克、保加利亞、印度和伊朗。 計劃引進VVER反應堆的國家包括孟加拉國、埃及、約旦和土耳其。 (zh) Las siglas VVER o WWER hacen referencia a un reactor nuclear de agua presurizada (PWR por sus siglas en inglés) desarrollados en la antigua Unión Soviética y la actual Rusia. VVER es la transcripción del acrónimo ruso ВВЭР (Водо-водяной энергетический реактор, Reactor Energético de Agua-Agua). Dicho nombre se deriva del hecho de que el agua funciona tanto como refrigerante como moderador de neutrones. Los VVER han sido diseñados por el Instituto Kurchátov y el mientras que la construcción corre a cargo de y . De su exportación se encarga . (es) Il Reattore nucleare VVER (in russo: Водо-водяной энергетический реактор?, traslitterato: Vodo-Vodjanoj Ėnergetičeskij Reaktor; Reattore Energetico Acqua-Acqua) è una serie di reattori nucleari ad acqua pressurizzata progettati e costruiti dall'Unione Sovietica. Le differenze macroscopiche ed esteriori rispetto ai reattori occidentali sono la presenza di un gran numero di generatori di vapore, in genere da 6 a 8, contro i 4 o meno dei modelli occidentali, e che questi sono posizionati in orizzontale e non verticale. Altre differenze poi sono date dalla struttura degli elementi di combustibile, che sono di forma esagonale al posto di quella quadrata utilizzata di solito in occidente, e le pastiglie di combustibile nucleare sono forate al centro per ridurre la probabilità di fusione in trans (it) The water-water energetic reactor (WWER), or VVER (from Russian: водо-водяной энергетический реактор; transliterates as vodo-vodyanoi enyergeticheskiy reaktor; water-water power reactor) is a series of pressurized water reactor designs originally developed in the Soviet Union, and now Russia, by OKB Gidropress. The idea of such a reactor was proposed at the Kurchatov Institute by Savely Moiseevich Feinberg. VVER were originally developed before the 1970s, and have been continually updated. As a result, the name VVER is associated with a wide variety of reactor designs spanning from generation I reactors to modern generation III+ reactor designs. Power output ranges from 70 to 1300 MWe, with designs of up to 1700 MWe in development. The first prototype VVER-210 was built at the Novovoronezh (en) VVER 혹은 러시아형 가압수형 원자로는 러시아에서 개발한 원자로로, 러시아 어 Водо-водяной энергетический реактор, Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor 혹은 Water-Water Energetic Reactor의 첫글자를 따서 VVER, WWER이라고 부르며, 아르메니아, 불가리아, 중국, 체코, 핀란드, 동독, 헝가리, 인도, 이란, 슬로바키아, 우크라이나, 러시아 연방 등지에서 사용되고 있다. 또한 가압수형 원자로란 특징때문에 VVER 시리즈의 크기를 줄여서 소련 해군과 러시아 해군에서 이 원자로를 군함과 원자력 잠수함의 동력원으로 사용하기도 하였다. VVER은 가압수형 원자로로써, 연료봉은 15 MPa의 압력을 받고 있는 물안에 잠겨있어서 220도에서 300도사이의 온도를 끌어낸다. 원자로는 무거운 압력용기에 감싸져 있다. 연료는 저농축(2.4–4.4% 235U) 우라늄 산화물(UO2)으로 펠릿으로 만들어져 연료봉에 장전하게 된다. (ko) Een VVER-reactor of WWER, (Russisch: Водо-водяной энергетический реактор: Vodo-Vodjanoi Energetitsjeski Reactor: Water-Water Energie Reactor) is een reeks drukwaterreactoren van de Sovjet-Unie en nadien Rusland van . In de reeks zitten types van 440 megawatt elektrisch tot 1500 MWe. Ze zijn in gebruik in Armenië, Bulgarije, China, Tsjechië, Finland, Hongarije, India, Iran, Slowakije, Oekraïne en Rusland. De eerste VVER werd gebouwd voor 1970. De VVER-440 model V230 was het meest courant. Dat model leverde 440 MWe en had zes primaire koelkringen met horizontale stoomgeneratoren. (nl) VVER ou WWER (de em russo: Водо-водяной энергетический реактор; transliterado como Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reaktor; Água-água Energético reator) é um tipo de reator nuclear que começou a ser produzido na extinta União Soviética. VVER é um reator nuclear moderado a água, sendo também em termos de princípio de funcionamento, basicamente uma cópia do reator PWR usado no Brasil pelas usinas Angra I e Angra II. Ele usa urânio enriquecido como combustível e água leve como moderador e refrigerante. Sua vantagem sobre os PWR é seu baixo custo de instalação. Sua desvantagem é o menor número de itens de segurança, em relação ao PWR. Por exemplo, os reatores de Angra I e Angra II são projetados para resistirem a um choque de avião-suicida e ainda assim, não vazarem radiação. Num VVER, tal choqu (pt) ВВЕР (абр. від водно-водяний енергетичний реактор) — серія водяних реакторів під тиском, розроблених у Радянському Союзі, в ДКБ Гідропрес. Ідею такого реактора запропонував у Курчатовському інституті Савелій Мойсейович Фейнберг. ВВЕР були розроблені до 1970-х років і згодом постійно оновлювалися. В результаті назва ВВЕР асоціюється з великою різноманітністю конструкцій реакторів, починаючи від реакторів першого покоління і закінчуючи сучасними конструкціями покоління III+. Вихідна потужність коливається від 70 до 1300 МВт, розробляються проекти до 1700 МВт. Перший дослідний зразок ВВЕР-210 був побудований на Нововоронезькій атомній електростанції. (uk) ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) — водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, представитель одной из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получивших широкое распространение в мире. Общее название реакторов этого типа в других странах — PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году (АЭС Шиппингпорт). Создатели реакторов ВВЭР: (ru) |
| rdfs:label | VVER (en) مفاعل القدرة المائي-المائي (VVER) (ar) VVER (cs) WWER (de) VVER (es) VVER (in) Reattore nucleare VVER (it) Réacteur VVER (fr) VVER (ko) ロシア型加圧水型原子炉 (ja) VVER (nl) VVER (pt) Водо-водяной энергетический реактор (ru) VVER (sv) Водно-водяний енергетичний реактор (uk) 水-水高能反应堆 (zh) |
| owl:sameAs | freebase:VVER yago-res:VVER wikidata:VVER dbpedia-ar:VVER dbpedia-be:VVER dbpedia-bg:VVER http://bn.dbpedia.org/resource/ভিভিইআর dbpedia-cs:VVER dbpedia-de:VVER dbpedia-es:VVER dbpedia-et:VVER dbpedia-fa:VVER dbpedia-fi:VVER dbpedia-fr:VVER dbpedia-hr:VVER dbpedia-hu:VVER http://hy.dbpedia.org/resource/ՋՋԷՌ dbpedia-id:VVER dbpedia-it:VVER dbpedia-ja:VVER dbpedia-ko:VVER dbpedia-nl:VVER dbpedia-no:VVER dbpedia-pt:VVER dbpedia-ru:VVER dbpedia-sh:VVER dbpedia-sk:VVER dbpedia-sl:VVER dbpedia-sr:VVER dbpedia-sv:VVER http://ta.dbpedia.org/resource/நீர்-நீர்_ஆற்றல்_அணு_உலை dbpedia-tr:VVER dbpedia-uk:VVER dbpedia-zh:VVER https://global.dbpedia.org/id/3KBMQ |
| prov:wasDerivedFrom | wikipedia-en:VVER?oldid=1122337550&ns=0 |
| foaf:depiction | wiki-commons:Special:FilePath/Wwer-1000-scheme.png wiki-commons:Special:FilePath/RIAN_archive_450312_T...of_interior_part_of_reactor_frame.jpg wiki-commons:Special:FilePath/BalakovoNPP1.jpg wiki-commons:Special:FilePath/Loviisan_voimalaitos_ilmasta.png wiki-commons:Special:FilePath/Mochovce_2005-01-19_1.jpg wiki-commons:Special:FilePath/VVER-1000-Stereometric.svg wiki-commons:Special:FilePath/Сравнение_активных_зон_реакторов.svg wiki-commons:Special:FilePath/Kozloduy_Nuclear_Power_Plant_-_Control_Room_of_Unit_5.jpg |
| foaf:isPrimaryTopicOf | wikipedia-en:VVER |
| is dbo:knownFor of | dbr:Savely_Feinberg |
| is dbo:wikiPageRedirects of | dbr:VVER-440 dbr:VVER-1200 dbr:AES-2006 dbr:AES-92 dbr:VVER-1000 dbr:VVER-600 dbr:VVER1200 dbr:VVER_440 dbr:VVER_V-270 dbr:VVER_V-320 dbr:VVER_V-412 dbr:VVER_V-428 dbr:VVER_V-428M dbr:VVER_V-491 dbr:WWER-1200 dbr:MIR-1200 dbr:NPP-2006 dbr:NPP_2006 |
| is dbo:wikiPageWikiLink of | dbr:Rooppur_Nuclear_Power_Plant dbr:Rosatom dbr:Rostov_Nuclear_Power_Plant dbr:Savely_Feinberg dbr:Energy_in_Bulgaria dbr:Energy_in_Libya dbr:List_of_commercial_nuclear_reactors dbr:Passive_nuclear_safety dbr:2021_in_Russia dbr:Belene_Nuclear_Power_Plant dbr:Bilibino_Nuclear_Power_Plant dbr:Bohunice_Nuclear_Power_Plant dbr:April–June_2020_in_science dbr:List_of_cancelled_nuclear_reactors_in_Russia dbr:List_of_power_stations_in_Bangladesh dbr:List_of_power_stations_in_Ukraine dbr:Rheinsberg_Nuclear_Power_Plant dbr:Rivne_Nuclear_Power_Plant dbr:United_Heavy_Machinery dbr:VVER-TOI dbr:Volgodonsk dbr:EPR_(nuclear_reactor) dbr:Kurchatov_Institute dbr:Light-water_reactor dbr:List_of_power_stations_in_Bulgaria dbr:List_of_power_stations_in_Finland dbr:List_of_power_stations_in_Germany dbr:List_of_power_stations_in_Iran dbr:List_of_power_stations_in_Russia dbr:List_of_power_stations_in_Slovakia dbr:List_of_power_stations_in_the_Czech_Republic dbr:OKB_Gidropress dbr:Nuclear_fuel_cycle dbr:Nuclear_power_in_Finland dbr:Nuclear_power_in_Germany dbr:Nuclear_power_in_Hungary dbr:Nuclear_power_in_India dbr:Nuclear_power_in_Slovakia dbr:Nuclear_power_in_Ukraine dbr:Nuclear_power_in_Vietnam dbr:Nuclear_power_in_the_Czech_Republic dbr:Nuclear_power_in_the_Soviet_Union dbr:Nuclear_reactor_heat_removal dbr:VVER-440 dbr:RusAir_Flight_9605 dbr:Generation_III_reactor dbr:Generation_II_reactor dbr:Generation_IV_reactor dbr:Zirconium_alloy dbr:El_Dabaa_Nuclear_Power_Plant dbr:Electricity_sector_in_Armenia dbr:Mochovce_Nuclear_Power_Plant dbr:Molten_salt_reactor dbr:Containment_building dbr:Control_rod dbr:Core_catcher dbr:Armenia–Turkey_relations dbr:Leningrad_Nuclear_Power_Plant dbr:Loviisa dbr:Loviisa_Nuclear_Power_Plant dbr:Stendal_nuclear_power_plant dbr:Yuzhnoukrainsk dbr:Zaporizhzhia_Nuclear_Power_Plant dbr:Żarnowiec_Nuclear_Power_Plant dbr:Feinberg dbr:Fennovoima dbr:Pressurized_water_reactor dbr:Medvedev_modernisation_programme dbr:Nuclear_facilities_in_Iran dbr:Balakovo_Nuclear_Power_Plant dbr:Bushehr_Nuclear_Power_Plant dbr:Büyükeceli dbr:Tianwan_Nuclear_Power_Plant dbr:Dry_cask_storage dbr:Lead-bismuth_eutectic dbr:Akkuyu_Nuclear_Power_Plant dbr:Dalešice_Hydro_Power_Plant dbr:Economy_of_Armenia dbr:Nikolay_Dollezhal dbr:Ninh_Thuận_1_Nuclear_Power_Plant dbr:Novovoronezh_Nuclear_Power_Plant dbr:Novovoronezh_Nuclear_Power_Plant_II dbr:Nuclear_Power_Corporation_of_India dbr:Nuclear_energy_policy_by_country dbr:Nuclear_meltdown dbr:Nuclear_program_of_Iran dbr:Nuclear_reprocessing dbr:Paks_Nuclear_Power_Plant dbr:History_of_nuclear_power dbr:List_of_Russian_inventors dbr:Nuclear_decommissioning dbr:Remix_Fuel dbr:Greifswald_Nuclear_Power_Plant dbr:Hanhikivi_Nuclear_Power_Plant dbr:Temelín_Nuclear_Power_Station dbr:Armenian_Nuclear_Power_Plant dbr:Astravets_Nuclear_Power_Plant dbr:Atommash dbr:Atomstroyexport dbr:Juragua_Nuclear_Power_Plant dbr:Kalinin_Nuclear_Power_Plant dbr:Kaliningrad_Nuclear_Power_Plant dbr:Khmelnytskyi_Nuclear_Power_Plant dbr:VVER-1200 dbr:South_Ukraine_Nuclear_Power_Plant dbr:Filtered_Containment_Venting_System dbr:Kola_Nuclear_Power_Plant dbr:Kozloduy_Nuclear_Power_Plant dbr:Kudankulam_Nuclear_Power_Plant dbr:Olkiluoto_Nuclear_Power_Plant dbr:Xudabao_Nuclear_Power_Plant dbr:Void_coefficient dbr:RBMK dbr:VBER-300 dbr:List_of_Russian_people dbr:Steam_generator_(nuclear_power) dbr:AES-2006 dbr:AES-92 dbr:VVER-1000 dbr:VVER-600 dbr:VVER1200 dbr:VVER_440 dbr:VVER_V-270 dbr:VVER_V-320 dbr:VVER_V-412 dbr:VVER_V-428 dbr:VVER_V-428M dbr:VVER_V-491 dbr:WWER-1200 dbr:MIR-1200 dbr:NPP-2006 dbr:NPP_2006 |
| is dbp:npReactorType of | dbr:Rostov_Nuclear_Power_Plant dbr:Rheinsberg_Nuclear_Power_Plant dbr:El_Dabaa_Nuclear_Power_Plant dbr:Leningrad_Nuclear_Power_Plant dbr:Stendal_nuclear_power_plant dbr:Bushehr_Nuclear_Power_Plant dbr:Ninh_Thuận_1_Nuclear_Power_Plant dbr:Novovoronezh_Nuclear_Power_Plant_II dbr:Greifswald_Nuclear_Power_Plant dbr:Kaliningrad_Nuclear_Power_Plant |
| is dbp:psUnitsManuModel of | dbr:Rooppur_Nuclear_Power_Plant dbr:Hanhikivi_Nuclear_Power_Plant dbr:Kudankulam_Nuclear_Power_Plant |
| is foaf:primaryTopic of | wikipedia-en:VVER |
