Reattore nucleare VVER

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VVER-1000

Il Reattore nucleare VVER (in russo Водо-водяной энергетический реактор, traslitterato come Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor; 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 posizione 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.

Scopi del progetto[modifica | modifica wikitesto]

Gli scopi del progetto sono quelli di produrre una serie di reattori a basso costo ma al tempo stesso sicura, utilizzando dei sistemi di sicurezza che rendano inutile la costruzione di un grande edificio di contenimento, che racchiuda al suo interno tutta la centrale. La costruzione infatti di tale scudo esterno, normalmente adottato in tutte le moderne filiere occidentali, è un costo rilevante per una centrale nucleare.

Le ultime versioni dei reattori hanno mantenuto bassi costi di installazione ma aumentando notevolmente i livelli di sicurezza equiparandoli a quelli occidentali.

Caratteristiche ingegneristiche[modifica | modifica wikitesto]

L'abbreviazione VVER è la sigla in russo di Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor ovvero "Reattore Energetico Acqua-Acqua", un reattore nucleare di potenza refrigerato e moderato ad acqua. Questo descrive un tipo di progetto inquadrabile come reattore nucleare ad acqua pressurizzata. Le barre di combustibile del reattore sono completamente immerse in acqua alla pressione di 15 MPa, in modo che non bolla alle normali temperature operative (da 220 a più di 300 °C). L'acqua nel reattore serve sia come refrigerante che come moderatore, fatto che costituisce una caratteristica decisiva di sicurezza passiva. Se la circolazione del refrigerante dovesse mancare l'effetto di moderazione dei neutroni prodotto dall'acqua verrebbe a mancare, riducendo l'intensità della reazione e compensando per la perdita del refrigerante, una condizione nota come coefficiente di vuoto negativo. L'intero reattore è racchiuso in un massiccio contenitore in acciaio. Le pastiglie sono in uranio a basso arricchimento (circa 2,4–4,4% 235U) diossido di uranio (UO2) o equivalente compresso.

A differenza di quanto avviene nelle controparti occidentali, nei VVER gli elementi sono disposti in uno schema a triangolo equilatero, e non usano gruppi di barre di controllo in corrispondenza degli elementi di combustibile, ma elementi di controllo a loro adiacenti, ad inserimento dall'alto come nei reattori occidentali. Quando pienamente inseriti alcuni vani per gli elementi di combustibile sono quindi occupati da elementi di controllo.[1]

Circuito di refrigerazione primario[modifica | modifica wikitesto]

Schema del circuito primario di un VVER-1000. Le lettere indicano: SG generatore di vapore; CP pompa di ricircolo; P pressurizzatore; NR reattore

Nel circuito primario degli impianti di seconda generazione l'acqua è tenuta ad una pressione di 12,4 MPa[2], sempre superiore a quella di ebollizione corrispondente alle normali temperature operative, ma inferiore a quella nelle controparti occidentali. L'acqua contenuta nel vessel, assolve la duplice funzione di moderare e refrigerare il core. Il calore sottratto dal refrigerante viene a sua volta ceduto nel secondario, tramite i generatori di vapore.

Nel circuito primario distinguiamo 4 componenti essenziali:

  1. Vessel: è il recipiente in pressione al cui interno è contenuto il core, cioè il luogo in cui hanno sede le reazioni nucleari di fissione, responsabili della produzione di potenza termica. Grazie al passaggio del refrigerante il calore viene asportato. Il controllo è effettuato tramite le barre di controllo, inseribili dall'alto.
  2. Pressurizzatore: è un grosso recipiente, al cui interno si trova acqua e vapore. Ha la funzione di mantenere costante la pressione del primario. Al suo interno si trovano i riscaldatori e le docce con le quali si riesce ad operare la compensazione del volume del primario. In alto presenta delle valvole di sicurezza che permettono la fuoriuscita di vapore soltanto nel caso in cui, in scenari anomali, la pressione interna dovesse superare un dato valore di sicurezza.
  3. Generatore di vapore (4): è un grande scambiatore di calore di forma cilindrica, il cui asse di simmetria è orizzontale. All'interno una grande piastra separa i fluidi, permettendone lo scambio termico. L'acqua del primario scorre nella parte bassa, mentre il vapore si produce nella parte alta. Dato che nel secondario regna una pressione inferiore al primario, le temperature sono sufficienti a permettere l'ebollizione dell'acqua con conseguente produzione di vapore.
  4. Pompe di ricircolo (4): sono pompe progettate per smaltire notevoli portate con ridotta prevalenza e hanno il compito di permettere il ricircolo dell'acqua del primario.

Al fine di assicurare la sicurezza dell'impianto tali componenti assolvono la filosofia della ridondanza.

Circuito secondario e potenza elettrica[modifica | modifica wikitesto]

Nel circuito secondario troviamo i seguenti sottosistemi:

  1. Generatori di vapore: come sopra, si tratta di grandi scambiatori di calore, che permettono la produzione di vapore sul lato secondario. Prima che il vapore prodotto finisca in turbina, è previsto il passaggio attraverso separatori ed essiccatori al fine di produrre un vapore secco.
  2. Turbina: è l'organo rotante, comune a tutte le centrali termoelettriche convenzionali, mediante il quale si converte la potenza termica del vapore, in potenza meccanica. L'albero rotante è connesso tramite un'apposita frizione al generatore elettrico. La turbina è divisa in due blocchi: alta e bassa pressione. Al fine di limitare la produzione di condensa, le cui goccioline danneggerebbero gravemente le pale della turbina, è previsto l'uso di un riscaldatore tra i due blocchi.
  3. Riscaldatore: si tratta di uno scambiatore di calore il cui fine è quello di essiccare il vapore in uscita dal blocco alta pressione della turbina. Il calore viene fornito tramite una modesta portata di vapore spillata prima dell'ingresso della turbina.
  4. Condensatore: il vapore ormai a bassa pressione condensa in questo grande scambiatore di calore. La sottrazione del calore è permessa da un circuito di raffreddamento che usa acqua a temperatura ambiente.
  5. Degasatore: è un dispositivo che permette la rimozione di eventuali incondensabili presenti nel fluido.
  6. Pompe di alimento: Si tratta di pompe ad alta prevalenza e modesta portata indispensabili per portare l'acqua in uscita dal condensatore a bassa pressione, alla relativamente alta pressione presente sul secondario del generatore di vapore.

L'acqua in questo circuito normalmente non è radiativa.

Circuito di refrigerazione[modifica | modifica wikitesto]

Si tratta del circuito che permette la sottrazione del calore dal condensatore. Ciò è reso possibile dall'uso di acqua prelevata dall'ambiente, ad esempio da laghi o fiumi. Nel caso in cui la disponibilità di acqua è modesta si ricorre all'uso delle torri evaporative, cioè di grandi camini in cui l'acqua viene spruzzata in alto e, durante la sua discesa, scambia calore con l'aria. In tale processo si registra una ridotta evaporazione dell'acqua, pertanto è prevista una portata di reintegro. Oltre alla generazione di energia elettrica, molti impianti VVER assolvono hanno anche la capacità di fornire calore alle utenze residenziali e industriali.

Barriere di sicurezza[modifica | modifica wikitesto]

The two VVER-440 units in Loviisa have containment buildings that fulfil Western safety standards.

Le centrali nucleari devono scongiurare la fuga di materiali radioattivi nell'ambiente. Per assolvere tale mansione le centrali VVER, analogamente ad altre filiere, presentano 4 livelli di barriere:

  1. Pellet di combustibile: Gli elementi radioattivi, costituiti dagli atomi frammentati, sono trattenuti in grande parte nello stesso materiale che costituisce il combustibile.
  2. Barre di combustibile: Ogni barra è foderata con un rivestimento in lega di Zirconio, resistente al calore e all'alta pressione.
  3. Vessel: Il massiccio recipiente in acciaio rappresenta un imponente scudo contro la fuga di radiazioni e materiali radioattivi.
  4. Edificio del reattore: Si tratta di un vero e proprio edificio di contenimento che racchiude al suo interno tutto il circuito primario ed è capace di resistere alla stessa pressione presente nel primario.

Attualmente i reattori VVER operativi presentano un'attenzione alla sicurezza che non ha nulla a che vedere con i progetti dei reattori di tipo RBMK, ossia della stessa filiera del reattore che causò il disastro di Chernobyl.

Nei reattori RBMK, dell'Unione Sovietica, il moderatore era costituito da grafite (materiale infiammabile). Il reattore non presentava alcun edificio di contenimento, al fine di contenere i costi e permettere la sostituzione del combustibile durante la normale marcia del reattore. Questo fatto ha importanza in campo bellico: la facile sostituzione del combustibile permette l'irraggiamento del combustibile per breve tempo in modo da produrre Plutonio di qualità compatibile con la preparazione di armamenti nucleari.

I reattori VVER, come si è detto, presentano invece un robusto edificio di contenimento. La sostituzione del combustibile è possibile soltanto spegnendo l'impianto.

Le varie versioni del reattore[modifica | modifica wikitesto]

I reattori VVER hanno moltissime versioni, denominate ognuna come V-XXX, per semplicità organizzativa si procede quindi ad una schematizzazione secondo le classi di potenza e non secondo le generazioni, visto che una stessa potenza ha visto numerose evoluzioni che hanno fatto avanzare di generazione la classe di potenza, come il VVER-1000 che dalla versione V-320 di II gen si è arrivati (al momento) allo sviluppo del V-466B che era proposto per Belene ed ora per Kozloduy 7 che è di III+ gen

VVER-400[modifica | modifica wikitesto]

VVER-440[modifica | modifica wikitesto]

VVER-1000[modifica | modifica wikitesto]

Sezione trasverale dell'elemento di combustibile dei VVER-1000. In blu le barre di combustibile, in magenta le barre di controllo

I reattori VVER hanno molte versioni che si differenziano per taglia elettrica e grado di sviluppo. Vi sono alcuni impianti che assolvono la duplice funzione di produrre energia termica ed elettrica per le utenze civili e industriali. Con la stessa sigla, spesso si confondono impianti di generazioni diverse. Vediamo in breve l'impianto tipico VVER-1000.

Il suffisso 1000 si riferisce alla taglia elettrica dell'impianto: si tratta di una centrale nucleare capace di erogare in rete fino a 1000 MW di potenza elettrica. Il nocciolo ha una taglia termica di poco più di 3 GW. La produzione del calore avviene dentro un grande scafo in acciaio, sulla cui sommità sono disposti i canali che permettono l'introduzione delle barre di controllo.

Disposizione degli elementi esagonali nel nocciolo dei VVER (a sinistra) e degli elementi quadrati in quello di un PWR occidentale.

Lo scafo, in posizione centrale, è connesso al circuito primario, costituito da 4 circuiti in parallelo. In ogni circuito di refrigerazione figura una pompa di ricircolo e il generatore di vapore. È presente un unico grande pressurizzatore, collegato alle tubazioni del circuito primario, con lo scopo di mantenere sotto controllo la pressione del circuito, dato che nel primario l'acqua refrigerante si mantiene allo stato liquido, nelle normali condizioni di funzionamento. La pressione interna del circuito è dell'ordine di 15,7 MPa[2], con temperature comprese tra i 300 e i 325 °C. L'impianto appartiene alla famiglia dei reattori PWR, e si differenzia dai PWR occidentali sotto due aspetti:

  • Orientazione del generatore di vapore: ad asse orizzontale, mentre nella filiera occidentale ha asse verticale.
  • Sagoma dell'elemento di combustibile: l'elemento di combustibile ha sezione esagonale, mentre in entrambe le tecnologie occidentali PWR e BWR ha sezione quadrata.

I primi modelli[modifica | modifica wikitesto]

I modelli AES[modifica | modifica wikitesto]

VVER-1200[modifica | modifica wikitesto]

Caratteristiche generali del progetto base[3]
Potenza termica 3200 MWt
Potenza elettrica (netta) 1150 MWe
Efficienza elettrica (netta) 36%
Fattore di carico (stimato) >92%
Vita operativa (stimata) 60 anni
Burnup (massimo)[4] >70GWd/t
Frequenza danneggiamento grave <10−6
Pressione circuito primario 16,2 MPa
Temperatura acqua in uscita 328,9 °C
Pressione circuito secondario 7,00 MPa

Questa classe di potenza di reattori consta al momento di 2 differenti versioni, il V-392M derivante dai VVER-1000 modelli V-392 e V-412 ed il V-491 derivante dal VVER-1000 modello V-428.[5]

VVER-TOI[modifica | modifica wikitesto]

VVER-1300[modifica | modifica wikitesto]

VVER-1500[modifica | modifica wikitesto]

I VVER nel mondo[modifica | modifica wikitesto]

Operativi[modifica | modifica wikitesto]

Reattori operativi
dati aggiornati alla pagina nazionale corrispondente
Impianto Modello Potenza netta
(MW)
Inizio costruzione Allacciamento alla rete Produzione commerciale Dismissione
(prevista)
Metsamor (Armenia) (Reattore 2) V-230 376 1º luglio 1975 5 gennaio 1980 3 maggio 1980 2016[6]
Kozloduy (Bulgaria) (Reattore 5) V-320 963 9 settembre 1980 29 novembre 1987 23 dicembre 1988
Kozloduy (Bulgaria) (Reattore 6) V-320 963 1º aprile 1982 2 agosto 1991 30 dicembre 1993
Tianwan (Cina) (Reattore 1) V-428 990 20 dicembre 1999 12 maggio 2006 17 maggio 2007
Tianwan (Cina) (Reattore 2) V-428 990 20 ottobre 2000 14 maggio 2007 16 agosto 2007
Tianwan (Cina) (Reattore 3) V-428M 1060 27 dicembre 2012 30 dicembre 2017 metà 2018
Loviisa (Finlandia) (Reattore 1) V-213[7] 502 1º maggio 1971 8 febbraio 1977 9 maggio 1977 2027
Loviisa (Finlandia) (Reattore 2) V-213[7] 507 1º agosto 1972 4 novembre 1980 5 gennaio 1981 2030
Bushehr (Iran) (Reattore 1) V-446 915 1º maggio 1975 3 settembre 2011 30 luglio 2012
Kudankulam (India) (Reattore 1) V-392 917 31 marzo 2002 22 ottobre 2013 31 dicembre 2014
Kudankulam (India) (Reattore 2) V-392 917 4 luglio 2002 29 agosto 2016 31 marzo 2017
Dukovany (Repubblica Ceca) (Reattore 1) V-213 468 1º gennaio 1979 24 febbraio 1985 3 maggio 1985 2025
Dukovany (Repubblica Ceca) (Reattore 2) V-213 471 1º gennaio 1979 30 gennaio 1986 21 maggio 1986 2026
Dukovany (Repubblica Ceca) (Reattore 3) V-213 468 1º marzo 1979 14 novembre 1986 20 dicembre 1986 2026
Dukovany (Repubblica Ceca) (Reattore 4) V-213 471 1º marzo 1979 16 giugno 1987 19 luglio 1987 2027
Temelín (Repubblica Ceca) (Reattore 1) V-320 1026 1º febbraio 1987 21 dicembre 2000 10 giugno 2002 2042
Temelín (Repubblica Ceca) (Reattore 2) V-320 1026 1º febbraio 1987 29 dicembre 2002 18 aprile 2003 2043
Balakovo (Russia) (Reattore 1) V-320 950 1º dicembre 1980 28 dicembre 1985 23 maggio 1986 2043
Balakovo (Russia) (Reattore 2) V-320 950 1º agosto 1981 8 ottobre 1987 18 gennaio 1988 2033
Balakovo (Russia) (Reattore 3) V-320 950 1º novembre 1982 25 dicembre 1988 8 aprile 1989 2049
Balakovo (Russia) (Reattore 4) V-320 950 1º aprile 1984 11 aprile 1993 22 dicembre 1993 2053
Kalinin (Russia) (Reattore 1) V-338 950 1º febbraio 1977 9 maggio 1984 12 giugno 1985 2045
Kalinin (Russia) (Reattore 2) V-338 950 1º febbraio 1982 3 dicembre 1986 3 marzo 1987 2047
Kalinin (Russia) (Reattore 3) V-320 950 1º ottobre 1985 16 dicembre 2004 8 novembre 2005 2065
Kalinin (Russia) (Reattore 4) V-320 950 1º agosto 1986 24 novembre 2011 25 dicembre 2012 2072
Kola (Russia) (Reattore 1) V-230 411 1º maggio 1970 29 giugno 1973 28 dicembre 1973 2028
Kola (Russia) (Reattore 2) V-230 411 1º maggio 1970 9 dicembre 1974 21 febbraio 1975 2029
Kola (Russia) (Reattore 3) V-230 411 1º aprile 1977 24 marzo 1981 3 dicembre 1982 2027
Kola (Russia) (Reattore 4) V-230 411 1º agosto 1976 11 ottobre 1984 6 dicembre 1984 2039
Leningrado 2 (Russia) (Reattore 1) V-491 1085 25 ottobre 2008 9 marzo 2018 metà 2018
Novovoronezh (Russia) (Reattore 4) V-179 385 1º luglio 1967 28 dicembre 1972 24 marzo 1973 2032
Novovoronezh (Russia) (Reattore 5) V-187 950 1º marzo 1974 31 maggio 1980 20 febbraio 1981 2035
Novovoronezh 2 (Russia) (Reattore 1) V-492M 1114 24 giugno 2008 5 agosto 2016 27 febbraio 2017 2077
Rostov (Russia) (Reattore 1) V-320 950 1º settembre 1981 30 marzo 2001 25 dicembre 2001 2030
Rostov (Russia) (Reattore 2) V-320 950 1º maggio 1983 18 marzo 2010 10 dicembre 2010 2040
Rostov (Russia) (Reattore 3) V-320 950 15 settembre 2009 27 dicembre 2014 17 settembre 2015 2045
Rostov (Russia) (Reattore 4) V-320 1011 16 giugno 2010 2 febbraio 2018 metà 2018
Bohunice (Slovacchia) (Reattore 3) V-213 471 1º dicembre 1976 20 agosto 1984 14 febbraio 1985 2024
Bohunice (Slovacchia) (Reattore 4) V-213 471 1º dicembre 1976 9 agosto 1985 18 dicembre 1985 2025
Mochovce (Slovacchia) (Reattore 1) V-213 436 13 ottobre 1983 4 luglio 1998 29 ottobre 1998
Mochovce (Slovacchia) (Reattore 2) V-213 436 13 ottobre 1983 20 dicembre 1999 11 aprile 2000
Khmelnitski (Ucraina) (Reattore 1) V-320 950 1º novembre 1981 31 dicembre 1987 13 agosto 1988 2032
Khmelnitski (Ucraina) (Reattore 2) V-320 950 1º febbraio 1985 7 agosto 2004 15 dicembre 2005 2050
Rovno (Ucraina) (Reattore 1) V-213 381 1º agosto 1973 31 dicembre 1980 21 settembre 1981 2026
Rovno (Ucraina) (Reattore 2) V-213 376 1º ottobre 1973 30 dicembre 1981 30 luglio 1982 2027
Rovno (Ucraina) (Reattore 3) V-320 950 1º febbraio 1980 21 dicembre 1986 16 maggio 1987 2032
Rovno (Ucraina) (Reattore 4) V-320 950 1º agosto 1986 10 ottobre 2004 6 aprile 2006 2050
Ucraina del Sud (Ucraina) (Reattore 1) V-302 950 1º marzo 1977 31 dicembre 1982 18 ottobre 1983 2027
Ucraina del Sud (Ucraina) (Reattore 2) V-338 950 1º ottobre 1979 6 gennaio 1985 6 aprile 1985 2030
Ucraina del Sud (Ucraina) (Reattore 3) V-320 950 1º febbraio 1985 20 settembre 1989 29 dicembre 1989 2034
Zaporižžja (Ucraina) (Reattore 1) V-320 950 1º aprile 1980 10 dicembre 1984 25 dicembre 1985 2030
Zaporižžja (Ucraina) (Reattore 2) V-320 950 1º gennaio 1981 22 luglio 1985 15 febbraio 1986 2031
Zaporižžja (Ucraina) (Reattore 3) V-320 950 1º aprile 1982 10 dicembre 1986 5 marzo 1987 2032
Zaporižžja (Ucraina) (Reattore 4) V-320 950 1º aprile 1983 18 dicembre 1987 14 aprile 1988 2033
Zaporižžja (Ucraina) (Reattore 5) V-320 950 1º novembre 1985 14 agosto 1989 27 ottobre 1989 2034
Zaporižžja (Ucraina) (Reattore 6) V-320 950 1º giugno 1986 19 ottobre 1995 16 settembre 1996 2041
Paks (Ungheria) (Reattore 1) V-213 470 1º agosto 1974 28 dicembre 1982 10 agosto 1983 2032
Paks (Ungheria) (Reattore 2) V-213 473 1º agosto 1974 6 settembre 1984 14 novembre 1984 2034
Paks (Ungheria) (Reattore 3) V-213 473 1º ottobre 1979 28 settembre 1986 1º dicembre 1986 2036
Paks (Ungheria) (Reattore 4) V-213 473 1º ottobre 1979 16 agosto 1987 1º novembre 1987 2037

In Costruzione e Programmati[modifica | modifica wikitesto]

Reattori in costruzione
dati aggiornati alla pagina nazionale corrispondente
Impianto Modello Potenza netta
(MW)
Inizio costruzione Allacciamento alla rete
(prevista)
Produzione commerciale
(prevista)
Costo
(stimato)
Rooppur (Bangladesh) (Reattore 1) V-523 1080 30 novembre 2017 2023 2023
Rooppur (Bangladesh) (Reattore 2) V-523 1080 14 luglio 2018 2024 2024
Bielorussia (Bielorussia) (Reattore 1) V-491 1109 6 novembre 2013 2017 2017
Bielorussia (Bielorussia) (Reattore 2) V-491 1109 26 aprile 2014 2018 2018
Tianwan (Cina) (Reattore 4) V-428M 990 27 settembre 2013 2018 2018
Kudankulam (India) (Reattore 3) V-412 917 29 giugno 2017 2025 2025
Kudankulam (India) (Reattore 4) V-412 917 23 ottobre 2017 2022 2022
Bushehr (Iran) (Reattore 2) V-528 1000 14 marzo 2017 2024 2024
Kaliningrad (Russia) (Reattore 1) V-491 1109 22 febbraio 2012 [8]
Kursk 2 (Russia) (Reattore 1) V-510 1115 29 aprile 2018 2022 2022
Leningrado 2 (Russia) (Reattore 2) V-491 1085 15 aprile 2010 2022 2022
Novovoronezh 2 (Russia) (Reattore 2) V-392M 1114 12 luglio 2009 2020 2020
Mochovce (Slovacchia) (Reattore 3) V-213 440 27 gennaio 1987 2018 2018
Mochovce (Slovacchia) (Reattore 4) V-213 440 27 gennaio 1987 2018 2018
Akkuyu (Turchia) (Reattore 1) V-491 1114 3 aprile 2018 2023 2023 20 miliardi $[9]
Khmelnitski (Ucraina) (Reattore 3)[10] V-320 950 1º marzo 1986 [8]
Khmelnitski (Ucraina) (Reattore 4)[10] V-320 950 2 febbraio 1987 [8]
Reattori pianificati ed in fase di proposta[11]
Soprattutto nei paesi dell'ex blocco sovietico, in Cina ed in India. In discussione in altre nazioni.

NOTE: Molte agenzie per la sicurezza nucleare stanno ancora valutando al momento il design del reattore VVER per essere adottato nelle proprie nazioni.
Molti stati o compagnie elettriche sono interessati a questa tipologia di reattori, quasi solamente in nazioni non occidentali.

Note[modifica | modifica wikitesto]

  1. ^ Tong, Weisman, Thermal Analysis of Pressurised Water Reactors, American Nuclear Society, La Grange Park, Illinois 1996
  2. ^ a b Tong, Weisman p.23
  3. ^ (ENRU) Presentazione VVER-1200 della Gidropress, 2007[collegamento interrotto]
  4. ^ alla discarica dell'elemento di combustibile alla fine del terzo ciclo[senza fonte]
  5. ^ (EN) Nuclear Power in Russia
  6. ^ Rimarrà in ogni caso in funzione almeno fino all'accensione del successivo reattore armeno, vista la grande dipendenza della nazione da questo unico reattore
  7. ^ a b Questi due reattori sono però radicalmente differenti rispetto agli omologhi costruiti altrove
  8. ^ a b c Costruzione attualmente sospesa
  9. ^ Per i 4 reattori dell'impianto
  10. ^ a b per l'IAEA sono in costruzione, per WNA sono in fase di proposta, visto che è la ripresa di un vecchio progetto
  11. ^ (EN) http://www.world-nuclear.org/

Collegamenti esterni[modifica | modifica wikitesto]