VVER

前述のとおり、一次回路内の水は沸騰を防ぐために一定の高圧状態に保たれています。水は炉心からすべての熱を伝達し、放射熱を受けるため、この回路の健全性は極めて重要です。主な構成要素は以下の4つです。

1. 原子炉容器：核連鎖反応によって加熱された燃料集合体の中を水が流れる。
2. 容積補償器（加圧器​​）：容積補償器は、電気加熱と安全弁を用いて飽和蒸気と水の平衡を制御することで、水を一定かつ制御された圧力に保つように圧力を調整します。
3. 蒸気発生器：蒸気発生器では、一次冷却水からの熱を利用して二次回路の水を沸騰させる。
4. ポンプ：ポンプは、回路全体を通して水が適切に循環することを保証します。

緊急事態において原子炉炉心の冷却を継続するために、一次冷却システムは冗長性を備えて設計されている。

二次回路もまた、さまざまなサブシステムで構成されています。

1. 蒸気発生器：二次水は一次回路から熱を奪って沸騰させられます。タービンに入る前に、残りの水は蒸気から分離され、乾燥した蒸気が生成されます。
2. タービン：膨張した蒸気がタービンを駆動し、タービンは発電機に接続されています。タービンは高圧部と低圧部に分かれており、効率を高めるために、これらの部の間で蒸気が再加熱されます。VVER-1000型原子炉は1GWの電力を供給します。
3. 凝縮器：蒸気を冷却して凝縮させ、その際に発生する廃熱を冷却回路に放出する。
4. 脱気器：冷却液からガスを除去します。
5. ポンプ：循環ポンプはそれぞれ、専用の小型蒸気タービンによって駆動されます。

プロセスの効率を高めるため、タービンからの蒸気は、脱気器と蒸気発生器の手前にある二次回路の冷却水を再加熱するために用いられる。この回路内の水は放射性物質を含まないものとする。

三次冷却回路は、湖や河川などの外部貯水池から水を迂回させる開放回路である。蒸発冷却塔、冷却池、または冷却池は、発電回路からの廃熱を環境に放出する。

ほとんどのVVERでは、この熱は住宅や産業用暖房にも利用できます。このようなシステムの運用例としては、スロバキアのボフニツェ原子力発電所がトルナヴァ^{[ 12 ]}（12キロメートル[7.5マイル]離れた場所）、レオポルドフ（9.5キロメートル[5.9マイル]離れた場所）、フロホヴェツ（13キロメートル[8.1マイル]離れた場所）に熱を供給している例や、チェコ共和国のテメリン原子力発電所が5キロメートル（3.1マイル）離れたティーン・ナド・ヴルタヴォウと26キロメートル（16マイル）離れたチェスケー・ブジェヨヴィツェに熱を供給している例があります。チェコ共和国で2番目に大きな都市であるブルノにドゥコヴァニ原子力発電所から熱を供給し、同市の熱需要の3分の2を賄う計画があります。^{[ 13 ]}     

原子炉の典型的な設計上の特徴は、放射性物質の漏洩を防ぐための多層構造の安全バリアです。VVER型原子炉は3層構造になっています。

1. 燃料棒：ウラン酸化物焼結セラミック燃料ペレットの周囲を覆う気密性の高いジルコニウム合金（ジルカロイ）被覆材は、熱と高圧に対する耐性を持つバリアとして機能する。
2. 原子炉圧力容器壁：巨大な鋼鉄製の外殻が、燃料集合体全体と一次冷却材を密閉的に覆っている。
3. 原子炉建屋：第一回路全体を覆うコンクリート製の格納建屋は、第一回路の破損によって発生する圧力サージに耐えられるだけの強度を備えている。

チェルノブイリ事故に関与したRBMK型原子炉と比較すると、 VVERは冷却材が減速材でもあるため、本質的に安全な設計となっており、その設計上、すべてのPWRと同様に負のボイド係数を持つ。冷却材喪失事故が発生した場合に、黒鉛減速RBMK型原子炉のような反応度増加や大きな出力過渡現象のリスクはない。RBMK型原子炉は、その大きさゆえにコスト上の理由から格納容器なしで建設されたが、VVERの炉心はかなり小さい。^{[ 14 ]}

2024年、ロスアトムは中性子吸収材（エルビウム）と5%濃縮ウラン（通常の3%～4.95%の範囲ではなく）を含む燃料の試験を開始した。実験はディミトロフグラード原子力研究所のMIR.M1研究炉で行われた。これにより、現在の燃料サイクルを12～18ヶ月から24ヶ月に延長することが可能になる。^{[ 15 ]}

バラコボ原子力発電所は、リミックス燃料実験に使用されています。2024年12月、VVER原子炉の閉鎖型核サイクルを実現することを目標に、パイロットプログラムの最終段階である第3フェーズ（18か月）が開始されました。標準的な濃縮ウランの代わりに、他のVVER原子炉の使用済み核燃料から得られたリサイクルウランとプルトニウムを含む濃縮ウランの混合物が使用されます。3段階のうち最初の2段階の後、燃料要素が検査され、最終段階である第3段階が承認されました。第3段階は、燃料が荷揚げされた2026年3月末までに終了し、使用済み燃料プールで一定期間経過した後、原子炉研究所（JSC SSC RIAR）でさらに研究される予定です。^{[ 16 ]}リミックス燃料は、 MOX燃料と比較してプルトニウム含有量が最大5%低くなっています。^{[ 17 ]}

VVER型原子炉の初期バージョンの一つであるVVER-440は、格納容器の設計にいくつかの問題を抱えていました。V-230やそれ以前のモデルは、設計上重要な大型配管破断に耐えられるように最初から設計されていなかったため、メーカーは新型のV-213モデルで、いわゆるバブル復水塔を追加しました。この復水塔は、容積が増し、複数の水層を備えることで、格納容器からの漏洩を起こさずに急速に漏れ出る蒸気の力を抑制することを目的としています。その結果、VVER-440やV-230型、そしてそれ以前のタイプの原子炉を保有するすべての加盟国は、欧州連合の政治家によって永久に閉鎖を余儀なくされました。このため、ボフニツェ原子力発電所は2基、コズロドゥイ原子力発電所は4基の原子炉を閉鎖せざるを得ませんでした。一方、グライフスヴァルト原子力発電所の場合、ドイツの規制当局はベルリンの壁崩壊後、既に同様の決定を下していた。

最初に建設されたとき、VVER 設計は 35 年間の運用を想定していました。その後、燃料や制御棒チャンネルなどの重要部品の完全な交換を含む中期の大規模オーバーホールが必要になると考えられていました。^{[ 18 ]} RBMK原子炉は 35 年で大規模な交換プログラムが指定されていた ため、設計者は当初、RBMK 型よりも堅牢な設計であるにもかかわらず、VVER 型でも同様のことが必要であると判断しました。ロシアの VVER プラントのほとんどは現在 35 年に達し、またはそれを超えています。最近の設計研究では、機器の交換により寿命を最大 50 年まで延長することが可能になりました。新しい VVER には、延長された寿命が銘板に記載されます。

2010年、ノヴォヴォロネジにある最古のVVER-1000が、運転寿命をさらに20年延長するための近代化のために停止されました。このような運転寿命延長を受けたのはこれが初めてです。作業には、管理、保護、緊急システムの近代化、およびセキュリティと放射線安全システムの改善が含まれます。^{[ 19 ]}

2018年、ロスアトムは、原子炉圧力容器の放射線損傷を軽減し、耐用年数を15年から30年延長する熱アニーリング技術を開発したと発表した。これはバラコボ原子力発電所1号機で実証された。^{[ 20 ]}

VVER-1200（またはNPP-2006またはAES-2006）^{[ 7 ]}は、国内および輸出向けに提供されているVVER-1000の進化版です。^{[ 21 ] [ 22 ]} 原子炉設計は、燃料効率を最適化するために改良されています。仕様には、1kWあたり1,200ドルの建設費用（一晩で完了）が含まれており、VVER-1000よりも約35%少ない運転要員で済みます。VVER-1200の総熱効率と正味熱効率はそれぞれ37.5%と34.8%です。VVER 1200は1,198MWeの電力を生産します。

VVER-1200は設計寿命が60年で、さらに20年延長できる可能性がある。^{[ 23 ] [ 24 ]}

最初の 2 基は、レニングラード原子力発電所 IIとノヴォヴォロネジ原子力発電所 IIに建設されました。レニングラード II 設計と同様のVVER-1200/491 ^{[ 25 ]}型原子炉がさらに計画されており (カリーニングラード原子力発電所とニジニ・ノヴゴロド原子力発電所)、建設中です。ノヴォヴォロネジ原子力発電所 II に設置されている VVER-1200/392M ^{[ 26 ]} 型は、セヴェルスク原子力発電所、中央原子力発電所、南ウラル原子力発電所にも選定されています。標準バージョンは、VVER-TOI (VVER-1300/510) 設計に基づいて、VVER-1200/513 として開発されました。

2012年7月、ベラルーシのオストロヴェツ原子力発電所にAES-2006型原子炉2基を建設することが合意された。総費用は100億ドルとされた。^{[ 27 ]} 2014年には、フィンランドのハンヒキヴィ原子力発電所 にAES-2006型原子炉を設置することが検討された。^{[ 28 ]}プラント供給契約は2013年に締結されたが、主にロシアによるウクライナ侵攻のため2022年に終了した。^{[ 29 ]}

2015年から2017年にかけて、エジプトとロシアはエル・ダバア原子力発電所に4基のVVER-1200型原子炉を建設することで合意した。^{[ 30 ]}

2017年11月30日、バングラデシュのループール原子力発電所にある2基のVVER-1200/523型原子炉のうち1基目の原子炉島基礎マットにコンクリートが打設された。この発電所は2.4GWeの発電所となる予定である。2基の原子炉は2023年と2024年に稼働開始予定である。^{[ 31 ]}

2019年3月7日、中国核工業集団公司とアトムストロイエクスポルトは、天湾原子力発電所と徐大宝原子力発電所にそれぞれ2基ずつ、計4基のVVER-1200型原子炉を建設するための詳細契約を締結した。建設は2021年5月に開始され、全ユニットの商業運転は2026年から2028年の間に開始される予定である。^{[ 32 ]}

2020年から18ヶ月の燃料補給サイクルが試験的に実施され、以前の12ヶ月サイクルと比較して設備利用率が向上する。^{[ 33 ]} VVER-1200は、2024年にテストされた、100%から40%の間で出力を変動させて日々の負荷追従を行うことができるように設計されている。^{[ 34 ]}

VVER-TOI（ロシア語: ВВЭР-ТОИ、ロシア語: типовой оптимизированный и информатизированный 、ローマ字表記:  tipovoy optimizirovannyy i informatizirovannyy、直訳: '標準最適化およびコンピュータ化'、ユニバーサル最適化デジタル）は、VVER-1200 から開発されました。これは、最新の情報および管理技術を使用して多数の目標指向パラメータを満たす、VVER 技術に基づく新世代 III+ 発電ユニットの典型的な最適化情報先進プロジェクトの開発を目的としています。^{[ 41 ]}

VVER-1200からの主な改良点は次のとおりです。^{[ 4 ]}

• 総出力は1300MWeに増加
• 改良型圧力容器
• 冷却性能を向上させるためのコア設計の改良
• 受動安全システムのさらなる発展
• 建設期間を40ヶ月に短縮することで、建設費と運営費を削減できる。
• 低速タービンの使用
• 最大100年の耐用年数（設計寿命60年、延長40年）^{[ 42 ] [ 43 ]}

2019年6月、VVER-TOIは原子力発電所に関する欧州電力会社要件（一定の留保付き）に適合していると認証された。^{[ 4 ]}

最初の 2 基の VVER-TOI ユニットの建設は、2018 年と 2019 年にクルスク II 原子力発電所で開始されました。^{[ 44 ] [ 4 ]}最初の VVER-TOI は 2025 年 12 月に送電網に接続されました。^{[ 45 ] [ 44 ] [ 46 ]}クルスク II-1 は 2026 年 5 月 1 日に商業運転を開始しました。^{[ 47 ]}

中出力のVVER-S-600は、MOX燃料をフルロードで使用することで燃料サイクルの閉鎖を促進することを目的とした開発中のVVER技術である。^{[ 48 ]}ロスアトムは、これにより天然ウランの消費量を50%削減できると主張している。^{[ 48 ]}名称の「S」はスペクトルシフト制御を表している。^{[ 49 ]}

燃焼と吸収の初期反応度制御にホウ素システムを使用する従来のVVER技術とは対照的に、VVER-S原子炉は、ホウ素に頼らず、運転中に減速材対燃料比を調整することによって制御を行います。^{[ 49 ]}これは、炉心内の指定された燃料集合体チャンネルにある水置換棒を取り出すことによって実現されます。^{[ 50 ]}これらの置換棒は、減速材対燃料比を下げて中性子スペクトルを硬化させるために、燃料サイクルの開始時に炉心に導入され、U-238の中性子捕獲を促進してPu-239の生成につながります。^{[ 50 ]}しかし、これらの置換棒はサイクルの終わりに取り外され、中性子スペクトルを軟化させ、結果として反応度が増加します。^{[ 50 ]}

VVER-S-600 の設計寿命は 80 年です。^{[ 48 ]} VVER-S-600 の推定増殖比は 0.7 ～ 0.8 であり、従来の VVER の 0.35 ～ 0.4 と比較して高くなっています。^{[ 50 ]} MOX 燃料を使用した場合、少なくとも 24 か月のサイクル長が期待されます。^{[ 51 ]}