VVER-1200 () je řada tlakovodních reaktorů VVER vyvinutých společností Gidropress. V roce 2026 se jednalo o hlavní reaktorový model ruského jaderného průmyslu na exportním trhu a první reaktor generace III+ na světě, který byl uveden do provozu. VVER-1200 je evoluční vývoj konstrukční řady VVER a je založen na zkušenostech ze stavby a provozu předchozích reaktorů. Model se uplatňuje zejména na exportním trhu s několika zahraničními projekty zatímco v Rusku probíhá výstavba reaktorů typu VVER-1300.
Historie vývoje a konstrukce
Počátky VVER začal být vyvíjen v Sovětském svazu souběžně s RBMK. Na počátku 50. let se již uvažovalo o několika variantách reaktorových zařízení pro jaderné ponorky. Mezi nimi byla také koncepce vodou chlazeného a vodou moderovaného reaktoru, jehož myšlenku navrhl v Kurčatovově institutu S. M. Feinberg. Tato možnost byla přijata i pro vývoj civilních energetických reaktorů. Práce na projektu začaly v roce 1954. V roce 1955 institut OKB "Gidropress" začal vyvíjet design. Vědecké vedení prováděli I. V. Kurčatov a A. P. Aleksandrov.
Zpočátku bylo prozkoumáváno několik variant, jejichž zadání pro návrh předložil Kurčatovův institut v květnu 1955. Jednalo se o VES-1 vodo-vodní reaktor s hliníkovou aktivní zónou pro nízké parametry páry, VES-2 se zirkonovou aktivní zónou a zvýšenými parametry páry, EGV vodní plynový reaktor s přehříváním páry, EG – plynový reaktor s grafitovým moderátorem. Dále byla zvažována možnost spojení VES-2 do jednoho energetického bloku pro výrobu saturované páry a EG pro přehřívání této páry. Ze všech možností byl pro další vývoj vybrán VES-2. Původně měl prototypový model reaktoru VES-2 používat 110 tun přírodního uranu a 12-15 tun s obohacením okolo 25 %, ale v roce 1957 bylo rozhodnuto použít jádro s 1- 3% obohacením. Zcela se změnila také konstrukce palivových souborů, změnily se geometrické rozměry reaktoru a zvýšilo se mnoho tepelných parametrů. Finální verze reaktoru, která vycházela z VES-2 byl VVER-210, jehož výstavba se uskutečnila v roce 1964 v Novovoroněžské jaderné elektrárně, která se stala první komerční jadernou elektrárnou s reaktorem VVER.
V roce 1970 byl spuštěn 2. blok Novovoroněžské JE s reaktorem VVER-365 a v roce 1971 3. blok téže elektrárny s reaktorem VVER-440, který se stal sériovým sovětským reaktorem první generace. Jaderné elektrárny s VVER-440 se rozšířily, bylo postaveno mnoho energetických bloků jak v SSSR, tak v zemích východního bloku včetně Československa. Práce na vývoji VVER-1000 začaly v roce 1966. Do roku 1969 byly v Kurčatovově institutu připraveny zadávací podmínky pro návrh projektu, které schválil jeho vědecký vedoucí A.P. Alexandrov. Do roku 1971 byl projekt VVER-1000 zhotoven institutem Gidropress pod vedením hlavního konstruktéra V.V. Stekolnikova a schválen SSSR Minsredmash.
21. století V roce 2005 nahradil Sergej Kirijenko předchozího šéfa Federální agentury pro jadernou energii Ruska Aleksandra Rumjanceva. Důvodem byly plány ruského prezidenta Vladimira Putina na reorganizaci jaderného sektoru na státní podnik. Ruský jaderný průmysl byl v té době ve špatné situaci kvůli málo modernizované technologii, stárnoucím jaderným elektrárnám a nedostatku finančních zdrojů na modernizaci nebo novou výstavbu. alt=Kirijenko na staveništi jaderné elektrárny VVER-1200 Leningrad II s premiérem Dmitrijem Medveděvem v roce 2010|vlevo|náhled|Kirijenko na staveništi jaderné elektrárny VVER-1200 Leningrad II s premiérem Dmitrijem Medveděvem v roce 2010 V říjnu 2006 Kirijenko na 31. výročním sympoziu Světové jaderné asociace uvedl, že program výstavby dvou nových bloků byl schválen počínaje rokem 2007 s kapacitou 1200 MW až 1500 MW na blok. V tom samém roce však bylo jasné a padlo rozhodnutí, že VVER-1500 nebude u nových projektů brán v úvahu, protože elektrická síť Ruské federace nevydrží výpadek tak velkého výkonu v krátkém čase. Na základě toho bylo rozhodnuto o použití reaktoru o výkonu mezi 1100 MW a 1200 MW, který ještě nebyl vyvinut. Na základě tohoto byly vypracovány požadavky AES-2006, které by měl tento reaktor splňovat:
Výkon alespoň 1150 MW Možnost zvýšení výkonu na 1200 MW Koeficient dostupnosti 92 % Palivový cyklus až 24 měsíců alt=Standardní návrh elektrárny s reaktory VVER-1200|náhled|Standardní návrh elektrárny s reaktory VVER-1200 V roce 2006 projektant VVER OKB Gidropress společně se dvěma předními konstruktéry jaderných reaktorů v Rusku, Atomic Energy Project Moscow a Atomic Energy Project Saint Petersburg, představili návrh VVER-1200, který byl k dispozici ve dvou různých, ale jinak konstrukčně identických verzích V-392M založené na VVER-1000/392 (AES-92) a V-466P (později V-491) založené na VVER-1000/466 (AES-91/99). Jedna byla pasivnější, druhá aktivnější a tyto dvě varianty měly sloužit jako základ pro výběr standardního modelu pro nahrazení stávajících elektráren v ruském jaderném průmyslu.
Ve skutečnosti je VVER-1200 víceméně jen zvětšenou verzí VVER-1000, a proto se jedná pouze o evoluční design. Již v roce 1987 bylo navrženo zvýšení výkonu VVER-1000 až na 3200 MW tepelných, a to zejména v souvislosti s delším palivovým cyklem, což by přineslo vyšší účinnost, pokud by byly provedeny důležité modernizace. To si však vyžádalo i úpravy samotného reaktoru, což vedlo k tomu, že závod Ižora v Petrohradě spolupracoval s Gidropressem na vývoji reaktoru VVER-1000/392, který byl o něco delší než předchozí modely, a poprvé od roku 1996 byla postavena jaderná elektrárna Búšehr s tímto modelem reaktoru. Pro požadavek tlakové nádoby reaktoru VVER-1200, který byl plánován od roku 2006 s životností přes 60 let a zvýšeným výkonem tepelného reaktoru 3200 MWth, byla v souladu s doporučeními závodu Ižora a Kurčatovova institutu, která byla vyhodnocena již v roce 1989, v souladu se zákonem č. byly zohledněny, včetně zvětšení průměru reaktoru pro snížení znečištění neutrony a nového testovacího programu pro reaktory tohoto typu. Kromě mírně upravené reaktorové oceli se konstrukce samotného reaktoru téměř nezměnila. Projektant reaktorových systémů OKB Gidropress dle vlastních informací oficiálně uvádí, že obě základní varianty VVER-1200, V-392M a V-491 se z hlediska hlavních komponent neliší. ale struktura je totožná. Primární okruh se od sebe liší až o 30 %. alt=Leningradská jaderná elektrárna II s reaktory VVER-1200|vlevo|náhled|Leningradská jaderná elektrárna II s reaktory VVER-1200 V rámci plánované spolupráce mezi Rosatomem a Siemensem byla technologie VVER-1200 prověřena TÜV Süd v roce 2009. Odpovědný odborník TÜV Hannes Wimmer ocenil pasivní konstrukci elektrárny a zdůraznil: „Západní bezpečnostní standardy jsou splněny nebo dokonce překročeny.“ Dva reaktory typu VVER-1200 se začaly stavět v Novovoroněžské jaderné elektrárně a Leningrad II. Již ve fázi výstavby podepsal Rosatom několik kontraktů na export reaktoru do Běloruska, Turecka, Finska, Maďarska, Egypta a Bangladéše. Dne 5. srpna 2016 byl Novovoroněž II-1 uveden do provozu jako první reaktorový blok VVER-1200, zároveň jako nejvýkonnější reaktorový blok v Rusku a první reaktor generace III+ na světě. V roce 2017 získal Novovoroněž II-1 jako jeden ze tří systémů ocenění TOP PLANT 2017 časopisu POWER. Dne 9. března 2018 byl blok Leningrad II-1 poprvé online jako první reaktorový blok aktivněji zabezpečené verze 491 jako druhý reaktorový blok na světě generace III+.
Dne 27. prosince 2016 požádal Rosatom o registraci názvu VVER-1200 jako obchodního názvu v Evropské unii. Obchodní jméno bylo zaregistrováno 18. července 2017 a je právně chráněno do 27. prosince 2026. Rosatom k obchodnímu názvu poskytl také logo pro reaktor.
Dne 8. června 2018 byl vývoz VVER-1200 dále posílen podepsáním dohody mezi Čínou a Ruskem o výstavbě čtyř VVER-1200, po dvou v lokalitách Tchienwan a Sü-ta-pao.
S dalším vývojem konstrukce byla zvláštní pozornost věnována vnějším vlivům, včetně nárazu letadla do jaderné elektrárny. Zatímco budova reaktoru je navržena tak, aby odolala velkému letadlu, není tomu tak v případě bezpečnostní budovy před budovou reaktoru, kde jsou umístěny nouzové napájecí systémy ze čtyř bezpečnostních linek. Předpokládá se, že by podle projektu pro jadernou elektrárnu Paks 2 dokázala odolat maximální havárii dopravního letadla o hmotnosti 220 tun a rychlosti 100 metrů za sekundu. Technicky je možné budovy zpevnit na do takové míry, že takové letadlo vydrží, to však výrazně zvyšuje náklady na systém, přičemž celková pravděpodobnost havárie je jen malá, a proto náklady neospravedlňuje. Z racionálního hlediska je proto považováno za ekonomičtější instalovat nové zabezpečovací systémy jako dodatečnou zálohu a instalovat je v přístavbě budovy reaktoru tak, aby bylo dosaženo fyzického oddělení 40 metrů, čímž byly splněny požadavky MAAE na takové případy.
Technologie VVER-1200 je stejně jako ostatní reaktory řady VVER tlakovodní reaktor. Teplo vyprodukované štěpnou reakcí v tlakové nádobě reaktoru zahřívá chladivo ve formě kapalné vody na teplotu 329 °C. Chladivo je odváděno čtyřmi smyčkami primárního okruhu do parogenerátorů, které teplo předají do sekundárního okruhu. Chladivo sekundárního okruhu je odvedeno na turbínu, kde se jeho entalpie přemění na mechanickou a následně v generátoru na elektrickou energii. Zbytková entalpie je v kondenzátoru přenesena do terciálního okruhu, odkud je zbytkové teplo odvedeno do okolního prostředí. Teplo lze také použít na dálkové vytápění nebo v průmyslu.
Tlaková nádoba reaktoru alt=Schéma zapojení komponent primárního okruhu s reaktorem, čtyřmi parogenerátory a čtyřmi čerpadly, včetně kompenzátoru objemu|náhled|Schéma zapojení komponent primárního okruhu s reaktorem, čtyřmi parogenerátory a čtyřmi čerpadly, včetně kompenzátoru objemu alt=Tlaková nádoba reaktoru VVER-1200|náhled|293x293pixelů|Tlaková nádoba reaktoru VVER-1200 Tlaková nádoba reaktoru je centrem celé elektrárny, protože právě zde dochází k uvolňování energie z paliva. Dochází k tomu prostřednictvím štěpení těžkých atomových jader uranu, plutonia a dalších aktinidů. Voda o teplotě 298,2 °C vstupuje do tlakové nádoby reaktoru čtyřmi studenými větvemi, proudí dolů podél vnitřní stěny a chladí aktivní zónu zvenčí. Ve spodní části reaktorové nádoby voda proudí nahoru přes aktivní zónu a vystupuje přes čtyři otvory horkých větví ven z reaktoru při teplotě 328,9 °C. Provozní tlak v primárním okruhu je 16,2 MPa.
Tlaková nádoba reaktoru má vnitřní průměr 4,232 m a tloušťku stěny 197,5 mm. Bez víka reaktoru je celková výška 11,185 metrů a hmotnost 323 tun. Nádoba je vyrobena z feritické oceli, která je kována ze svařených prstenců. Pro ochranu proti korozi je vnitřek tlakové nádoby reaktoru vyložen výstelkou z nerezové oceli o tloušťce 7 mm, v oblasti aktivní zóny a pod ní je výstelka o tloušťce 9 mm. Včetně víka reaktoru se celá tlaková nádoba reaktoru skládá z devíti kovaných dílů. První tlakové nádoby reaktoru byly vyrobeny z oceli 15Ch2NMFA třídy 1, která se s vyšším obsahem niklu používala také pro reaktory VVER-1000/320. U reaktoru VVER-1200 byl obsah niklu snížen na 1,3 % kvůli problémům s odolností vůči tepelnému namáhaní a křehnutí. Pro jaderné elektrárny typu VVER-TOI se proto zvažovalo použití dále vyvinutých ocelí typu 15Ch2MFA-A modifikace A nebo 15Ch2MFA-A modifikace B. Modifikace A s omezeným obsahem niklu 0,2 až 0,4 % umožňuje výrobu tlakové nádoby o tloušťce až 420 mm, zatímco modifikace s obsahem niklu 0,6 až 0,8 % umožňuje výrobu reaktoru o tloušťce stěny 525 mm. Ocel 15Ch2MFA-A již byla použita v reaktorech typu VVER-440/213 a osvědčila se díky nízkému křehnutí i při dlouhodobém provozu. Na základě teploty křehkého lomu obou ocelí 15Ch2MFA-A lze zaručit životnost 100 až 120 let dle požadavků EUR a pro bezpečný provoz více než 150 let. V roce 2014 bylo rozhodnuto použít pro další reaktory VVER-1200 ocel 15Ch2MFA-A modifikace A.